東海第二発電所 審査資料
資料番号
PS-C-1 改 78
提出年月日
平成 30 年 2 月 23 日

東海第二発電所

重大事故等対策の有効性評価

平成 30 年 2 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：今回提出範囲
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

原子炉格納容器の温度及び圧力に関する評価

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できない場合

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

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

逃がし安全弁の解析条件設定について

添付資料1.5.7

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1.5.8

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

添付資料1.5.9

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2.1.7

格納容器圧力逃がし装置二次隔離弁開操作を現場にて実施
目-5

する場合の時間余裕

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2.2.5

常設代替交流電源設備の負荷（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

蓄電池による給電時間評価結果について

添付資料2.3.1.3

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）時における原子炉隔離時
冷却系の8時間継続運転が可能であることの妥当性について添付資料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（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））
目-6

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

蓄電池による給電時間評価結果について

添付資料2.3.2.2

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2.3.2.3

安定状態について（全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢ
Ｕ））

添付資料2.3.2.4

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

添付資料2.3.2.5

原子炉注水開始が遅れた場合の時間余裕について

添付資料2.3.2.6

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（ＴＢＤ，ＴＢＵ））

添付資料2.3.2.7

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（ＴＢＤ，ＴＢＵ））

添付資料2.3.2.8

常設代替交流電源設備の負荷（全交流動力電源喪失（ＴＢ
Ｄ，ＴＢＵ））

添付資料2.3.3.1

安定状態について（全交流動力電源喪失（ＴＢＰ））

添付資料2.3.3.2

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

添付資料2.3.3.3

原子炉注水開始が遅れた場合の影響について（全交流動力
電源喪失（ＴＢＰ））

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））
目-7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

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））

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
目-8

（残留熱除去系が故障した場合））
添付資料2.4.2.5

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

添付資料2.5.1

プラント動特性評価における評価対象炉心の選定について

添付資料2.5.2

自動減圧系の自動起動阻止操作の考慮について

添付資料2.5.3

安定状態について（原子炉停止機能喪失）

添付資料2.5.4

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（原子炉停止機能喪失）

添付資料2.5.5

リウェットを考慮しない場合の燃料被覆管温度への影響

添付資料2.5.6

原子炉への注水に使用する水源とその水温の影響

添付資料2.5.7

外部電源の有無による評価結果への影響

添付資料2.5.8

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2.5.9

7日間における燃料の対応について（原子炉停止機能喪失）

添付資料2.5.10

常設代替交流電源設備の負荷（原子炉停止機能喪失）

添付資料2.5.11

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2.6.1「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

非居住区域境界及び敷地境界での実効線量評価について

添付資料2.6.3

非居住区域境界及び敷地境界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）
目-9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（ＬＯＣＡ時
注水機能喪失）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発生時の対応操作について

添付資料2.7.2

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2.7.3

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2.7.4

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2.7.5

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2.7.6

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2.7.7

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））
目-10添付資料2.7.8

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・過温破目-11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監視について

添付資料4.1.2

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4.1.3

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4.1.4

安定状態について

添付資料4.1.5

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4.1.6

使用済燃料プール水温の管理について

添付資料4.1.7

自然蒸発による水位低下速度について

添付資料4.1.8

使用済燃料プール（ＳＦＰ）ゲートについて

添付資料4.1.9

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4.1.10

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4.1.11

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4.1.12

常設代替交流電源設備の負荷 （想定事故１）添付資料4.1.13

使用済燃料プール水の沸騰状態継続時の鉄筋コンクリート
目-16

への熱影響について

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

想定事故２においてサイフォン現象を想定している理由について

添付資料4.2.3

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4.2.4

安定状態について

添付資料4.2.5

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4.2.6

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4.2.7

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4.2.8

常設代替交流電源設備の負荷（想定事故２）添付資料5.1.1

運転停止中における通常時のプラント監視について

添付資料5.1.2

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5.1.3

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

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

添付資料5.1.5

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5.1.6

安定停止状態について（運転停止中

添付資料5.1.7

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
目-17

崩壊熱除去機能喪失）

時における放射線の遮蔽維持について
添付資料5.1.8

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5.1.9

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5.1.10

常設代替交流電源設備の負荷（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

運転停止中の全交流動力電源喪失時におけるサプレッション・プール水への影響について

添付資料5.2.4

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5.2.5

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5.2.6

常設代替交流電源設備の負荷（運転停止中

全交流動力電源喪失）

添付資料5.3.1

原子炉圧力容器開放時における運転停止中の線量評価について

添付資料5.3.2「原子炉冷却材の流出」におけるプラント状態選定の考え
方添付資料5.3.3

安定停止状態について（運転停止中
目-18

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5.4.1

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

添付資料6.3.2

有効性評価において低圧代替注水系（常設）から代替循環
冷却系に切り替えた場合の電源評価について

目-19

2.1

高圧・低圧注水機能喪失

2.1.1

事故シーケンスグループの特徴，炉心損傷防止対策(1)

事故シーケンスグループ内の事故シーケンス
事故シーケンスグループ「高圧・低圧注水機能喪失」に含まれる事故シーケンスとしては，「1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すと

おり，①「過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」，②「過渡事象＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」，③「手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」，④「手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋逃がし安全弁再
閉鎖失敗＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」，⑤「サポート系喪失（自動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」及び⑥「サポート系喪失（自動停止）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」である。

(2)

事故シーケンスグループの特徴及び炉心損傷防止対策の基本的考え方
事故シーケンスグループ「高圧・低圧注水機能喪失」は，運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故（原子炉冷却材喪失事故を除く。）の発生後，高圧及び低圧注水機能が喪失することで原子炉へ注水する機能が喪失することを想定する。このため，原子炉圧力制御に伴い原子炉圧力容器内の蒸気が流出し，保有水量が減少することで原子炉水位が低下し，緩和措置が取られない場合には，原子炉水位の低下が継続し，炉心が露出することで炉心損傷に至る。また，低圧注水機能喪失を想定することから，併せて残留熱除去系の機能喪失に伴う崩壊熱除去機能喪失を想定する。
本事故シーケンスグループは，高圧及び低圧の原子炉注水機能を喪失したことによって炉心損傷に至る事故シーケンスグループである。このため，
2.1-1

重大事故等対処設備の有効性評価としては，高圧又は低圧注水機能に対する重大事故等対処設備に期待することが考えられる。高圧・低圧注水機能喪失が発生した場合，重大事故等対処設備により高圧の原子炉注水を実施する方が，より早期に原子炉注水を開始することが可能となり，原子炉水位の低下が小さくなることで評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。また，高圧の原子炉注水を実施した場合でも，中長期的にはサプレッション・プール熱容量制限に到達した時点で原子炉を減圧して低圧の原子炉注水に移行するため，事象進展は同じとなる。このため，本事故
シーケンスグループに対しては，代表として低圧注水機能に対する重大事
故等対処設備の有効性を確認することとする。
以上により，本事故シーケンスグループでは，原子炉圧力容器を強制的に減圧し，低圧の注水機能を用いて原子炉へ注水することにより炉心損傷の防止を図るとともに，格納容器内の冷却を行い，最終的な熱の逃がし場
へ熱の輸送を行うことによって除熱を行い，格納容器破損の防止を図る。

(3)

炉心損傷防止対策
事故シーケンスグループ「高圧・低圧注水機能喪失」において，炉心が著しい損傷に至ることなく，かつ十分な冷却を可能とするため，初期の対策として逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧及び常設
低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水手段を整備し，安定状態に向けた対策として，逃がし安全弁（自動減圧機能）を開維持することで常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による炉心冷却を継続する。また，格納容器の健全性を維持するため，安定状態に向けた対策として，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並びに格
2.1-2

納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱手段を整備する。なお，安定状態に向けた対策として，代替循環冷却系及び緊急用海水系を用いた原子炉注水及び格納容器除熱手段も整備している。代替循環冷却系及び緊
急用海水系を用いた原子炉注水及び格納容器除熱操作は，格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作に優先して実施するものであり，中央制御室からの遠隔操作により約 1 時間で実施可能であることから，格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作を実施する事象発生の約 28 時間後までに十分な時間余裕をもって完了することができる。また，これらの系統に期待する場合には，格納容器圧力逃がし装置に期待しなくても安定状態の達成が可能であり，この場合には格納容器圧力及び雰
囲気温度の評価項目に対する余裕は大きくなることから，評価上は保守的に期待しないこととする。対策の概略系統図を第 2.1−1 図に，対応手順の概要を第 2.1−2 図に示すとともに，対策の概要を以下に示す。また，重大事故等対策における手順と設備との関係を第 2.1−1 表に示す。
本事故シーケンスグループにおける重要事故シーケンスにおいて必要な要員は，災害対策要員（初動）19 名及び参集要員 5 名である。
災害対策要員（初動）の内訳は，当直発電長 1 名，当直副発電長 1 名，
運転操作対応を行うための当直運転員 5 名，指揮，通報連絡を行うための災害対策要員（指揮者等）4 名及び現場操作を行うための重大事故等対応
要員 8 名である。
参集要員の内訳は，タンクローリによる燃料給油操作を行うための重大事故等対応要員 2 名及び格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作（現場での第二弁操作）を行うための重大事故等対応要員 3 名である。
必要な要員と作業項目について第 2.1−3 図に示す。
2.1-3

なお，重要事故シーケンス以外の事故シーケンスについては，作業項目
を重要事故シーケンスと比較し，必要な要員数を確認した結果，災害対策要員（初動）19 名及び参集要員 5 名で対処可能である。
ａ．原子炉スクラムの確認
運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故（原子炉冷却材喪失事故を除く。）が発生して原子炉がスクラムしたことを確認する。
原子炉スクラムの確認に必要な計装設備は，平均出力領域計装等である。
ｂ．高圧注水機能喪失の確認
原子炉スクラム後，原子炉水位の低下が継続し，原子炉水位異常低下（レベル２）設定点に到達したが，高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系が自動起動していないことを確認し，中央制御室からの遠隔操
作によりこれらの系統の手動起動を試みるが，これにも失敗したことを確認する。また，主蒸気隔離弁が閉止し，逃がし安全弁（安全弁機能）
により原子炉圧力が制御されるとともに，再循環系ポンプがトリップしたことを確認する。
高圧注水機能喪失の確認に必要な計装設備は，各系統の流量等である。
ｃ．高圧代替注水系の起動操作
高圧注水機能喪失の確認後，一連の操作として中央制御室からの遠隔操作により高圧代替注水系の系統構成及び起動操作を実施し，原子炉注水を開始することで原子炉水位が回復することを確認する。なお，高圧
代替注水系の起動操作は解析上考慮しない。
高圧代替注水系の起動操作に必要な計装設備は，高圧代替注水系系統
流量等である。

2.1-4

ｄ．低圧注水機能喪失の確認
高圧注水機能喪失の確認及び高圧代替注水系の起動操作の失敗後，一連の操作として中央制御室からの遠隔操作により低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）の手動起動を試みるが，これにも失敗したことを確認する。
低圧注水機能喪失の確認に必要な計装設備は，各系統の吐出圧等である。
ｅ．高圧注水機能及び低圧注水機能の回復操作
高圧注水機能及び低圧注水機能の回復操作を実施する。
ｆ．常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動操
作
低圧注水機能喪失の確認後，一連の操作として中央制御室からの遠隔操作により常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）を起動する。
常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動操
作に必要な計装設備は，常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力である。
外部電源が喪失している場合は，中央制御室からの遠隔操作により常設代替高圧電源装置を起動し，緊急用母線を受電する。
緊急用母線の受電に必要な計装設備は，緊急用Ｍ／Ｃ電圧である。
ｇ．可搬型代替注水中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
低圧注水機能喪失の確認後，可搬型代替注水中型ポンプ準備，ホース敷設等を実施する。
ｈ．逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作
常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動操
2.1-5

作の完了後，中央制御室からの遠隔操作により逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個を手動開放し，原子炉減圧を実施する。
逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作に必要な計装設備は，原子炉圧力等である。
原子炉水位が燃料有効長頂部に到達した場合は炉心損傷がないことを継続的に確認する。
炉心損傷がないことを継続的に確認するために必要な計装設備は，格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）及び格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）である。
ｉ．原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（常設））
逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作により，原子炉圧力が常設低圧代替注水系ポンプの吐出圧力を下回ると，原子炉注水が開始され，原子炉水位が回復したことを確認する。
また，原子炉水位回復後は，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）
設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持する。
原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（常設））に必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域）等である。
ｊ．代替循環冷却系による原子炉注水操作及び格納容器除熱操作
海水系による冷却水供給が確保された時点で中央制御室からの遠隔操作により，代替循環冷却系を起動し，原子炉注水を実施する。また，格
納容器圧力が 245kPa[gage]に到達した場合は，中央制御室からの遠隔操作により，代替循環冷却系による格納容器除熱を実施する。なお，代替
循環冷却系による原子炉注水操作及び格納容器除熱操作は解析上考慮しない。
代替循環冷却系による原子炉注水操作及び格納容器除熱操作に必要な
2.1-6

計装設備は，代替循環冷却系格納容器スプレイ流量等である。
ｋ．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
崩壊熱除去機能を喪失しているため，格納容器圧力及び雰囲気温度が上昇する。格納容器圧力が 279kPa[gage]に到達した場合又はドライウェ
ル雰囲気温度がドライウェル設計温度である 171℃に近接した場合は，中央制御室からの遠隔操作により常設低圧代替注水系ポンプを用いた代
替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却を実施する。また，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を継続する。
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に必要な計装設備は，ドライウェル圧力，
サプレッション・チェンバ圧力，低圧代替注水系格納容器スプレイ流量，
サプレッション・プール水位等である。
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に伴い，サプレッション・プール水位は徐々に上昇する。サプレッション・プール水位が，通常水位＋5.5m に到達した
場合，格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱の準備として，中央制御室からの遠隔操作により格納容器圧力逃がし装置一次隔離
弁の開操作を実施する。さらに，サプレッション・プール水位が，通常水位＋6.5m に到達した場合，中央制御室からの遠隔操作により常設低圧
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
格納容器冷却を停止する。

2.1-7

ｌ．格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作（サプレッション・チェンバ側）
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の停止後，格納容器圧力逃がし装置による格納
容器減圧及び除熱操作に備え炉心損傷が発生していないことを確認する。
また，格納容器減圧及び除熱操作前に，原子炉満水操作として，原子炉水位を可能な限り高く維持することで，格納容器への放熱を抑制し，格
納容器圧力の上昇を緩和する。なお，原子炉満水操作は，解析上考慮しない。
格納容器圧力が 310kPa[gage]に到達した場合，中央制御室からの遠隔操作により格納容器圧力逃がし装置二次隔離弁を全開としサプレッショ
ン・チェンバ側から格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作を実施する。
なお，格納容器圧力逃がし装置が使用できない場合には，耐圧強化ベント系による格納容器減圧及び除熱が可能である。
格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作に必要な計装設備は，ドライウェル圧力，サプレッション・チェンバ圧力，格納容
器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ），格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）
等である。
また，サプレッション・チェンバ側からの格納容器圧力逃がし装置のベントラインが水没しないことを確認する。
サプレッション・チェンバ側からの格納容器圧力逃がし装置のベント
ラインが水没しないことを確認するために必要な計装設備は，サプレッ
ション・プール水位等である。

2.1-8

ｍ．可搬型代替注水中型ポンプによる水源補給操作
水源補給のための可搬型代替注水中型ポンプ準備，ホース敷設等を実施し，代替淡水貯槽の残量に応じて，可搬型代替注水中型ポンプにより西側淡水貯水設備から代替淡水貯槽へ水源補給操作を実施する。
可搬型代替注水中型ポンプによる水源補給操作に必要な計装設備は，代替淡水貯槽水位である。
ｎ．タンクローリによる燃料給油操作
タンクローリにより可搬型設備用軽油タンクから可搬型代替注水中型
ポンプに燃料給油を実施する。
ｏ．使用済燃料プールの冷却操作
代替燃料プール冷却系等を用いて使用済燃料プールへの注水及び冷却を実施する。

以降，炉心冷却は常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水により継続的に実施し，格納容器減圧及び除熱は格
納容器圧力逃がし装置により継続的に実施する。

2.1.2

炉心損傷防止対策の有効性評価(1)

有効性評価の方法
本事故シーケンスグループを評価する上で選定した重要事故シーケンス
は，「1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，過渡事象（原子炉水位低下の観点で厳しい給水流量の全喪失を選定）を起因事象とし，逃がし安全弁により原子炉圧力が高圧状態に制御される「過渡事象（給水流量の全喪失）＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」である。
本重要事故シーケンスでは，炉心における崩壊熱，燃料棒表面熱伝達，
2.1-9

沸騰遷移，燃料被覆管酸化，燃料被覆管変形，沸騰・ボイド率変化，気液分離（水位変化）・対向流，気液熱非平衡及び三次元効果，原子炉圧力容器における冷却材放出（臨界流・差圧流），沸騰・凝縮・ボイド率変化，気液分離（水位変化）・対向流及びＥＣＣＳ注水（給水系及び代替注水設備含む）
並びに格納容器における格納容器各領域間の流動，気液界面の熱伝達，構造材との熱伝達及び内部熱伝導，スプレイ冷却及び格納容器ベントが重要現象となる。よって，これらの現象を適切に評価することが可能である長期間熱水力過渡変化解析コードＳＡＦＥＲ及びシビアアクシデント総合解析コードＭＡＡＰにより，原子炉圧力，原子炉水位，燃料被覆管温度，格
納容器圧力，格納容器雰囲気温度等の過渡応答を求める。なお，本有効性評価では，ＳＡＦＥＲコードによる燃料被覆管温度の評価結果は，ベスト
フィット曲線の破裂判断基準に対して十分な余裕があることから，燃料被覆管温度が高温となる領域において，燃料棒やチャンネルボックスの幾何学的配置を考慮した詳細な輻射熱伝達計算を行うことで燃料被覆管温度を
ＳＡＦＥＲコードよりも低めに評価するＣＨＡＳＴＥコードは使用しない。
また，解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，本
重要事故シーケンスにおける運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価する。

(2)

有効性評価の条件
本重要事故シーケンスに対する主要な解析条件を第 2.1−2 表に示す。また，主要な解析条件について，本重要事故シーケンス特有の解析条件を以下に示す。

2.1-10ａ．事故条件(a)

起因事象
起因事象として，給水流量の全喪失が発生するものとする。

(b)

安全機能の喪失に対する仮定
高圧注水機能として高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系，
低圧注水機能として低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）が機能喪失するものとする。

(c)

外部電源
外部電源はあるものとする。
外部電源がある場合，原子炉スクラムは，原子炉水位低（レベル３）
信号にて発生し，再循環系ポンプトリップは，原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて発生する。このため，原子炉水位の低下が大きくなることで，炉心の冷却の観点で厳しくなる。なお，運転員等操作においては，外部電源喪失についても考慮する。

ｂ．重大事故等対策に関連する機器条件(a)

原子炉スクラム
原子炉スクラムは，原子炉水位低（レベル３）信号によるものとする。

(b)

主蒸気隔離弁
主蒸気隔離弁は，原子炉水位異常低下（レベル２）信号により閉止するものとする。
(c)

ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環系ポンプトリップ機能）
ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環系ポンプトリップ機能）は，原子炉水位異常低下（レベル２）信号により再循環系ポンプを全台ト
2.1-11

リップさせるものとする。
(d)

逃がし安全弁
逃がし安全弁（安全弁機能）にて原子炉冷却材圧力バウンダリの過度の圧力上昇を抑制するものとする。また，手動による原子炉減圧には，逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個を使用するものとし，容量として，1 個当たり定格主蒸気流量の約 6％を処理するものとする。

(e)

低圧代替注水系（常設）
常設低圧代替注水系ポンプ 2 台を使用するものとし，注水流量は，原子炉注水のみを実施する場合，機器設計上の最小要求値である最小流量特性（注水流量：0m ３ ／h〜378m ３ ／h，注水圧力：0MPa[dif] ※ 〜
2.38MPa[dif]）とし，原子炉注水と格納容器スプレイを同時に実施する場合，230m３ ／h（一定）を用いるものとする。また，原子炉水位が
原子炉水位高（レベル８）設定点まで回復した以降は，原子炉水位を
原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の範囲に維持する。
※(f)

MPa[dif]…原子炉圧力容器と水源との差圧（以下同様）

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）
常設低圧代替注水系ポンプ 2 台を使用するものとし，スプレイ流量
は，運転手順における調整範囲（102m３ ／h〜130m３ ／h）の上限である
130m ３ ／ h （ 一 定 ） を 用 い る も の と す る 。 ま た ， 格 納 容 器 圧 力 が217kPa[gage]に到達した場合に停止し，279kPa[gage]に到達した場合に再開する。

(g)

格納容器圧力逃がし装置
格納容器圧力逃がし装置二次隔離弁を全開とし，格納容器圧力が310kPa[gage]において 13.4kg／s の排気流量にて格納容器減圧及び除2.1-12

熱操作を実施するものとする。
なお，耐圧強化ベント系を使用する場合には，格納容器圧力逃がし装置を使用する場合と比較して実際の排気流量が大きくなり，格納容
器圧力の低下傾向が大きくなることから，格納容器圧力逃がし装置を用いた場合の条件に包含される。

ｃ．重大事故等対策に関連する操作条件
運転員等操作に関する条件として，「1.3.5

運転員等の操作時間に対する仮定」に示す分類に従って以下のとおり設定する。
(a)

逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（常設
低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原
子炉注水操作）は，外部電源がない場合も考慮し，状況判断，高圧注水機能喪失の確認，解析上考慮しない高圧代替注水系の起動，低圧注水機能喪失の確認，常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動操作及び逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作に要する時間を考慮して，事象発生 25 分後に実施
する。

(b)

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は，格納容器圧力が 279kPa[gage]に到達した場合に実施する。なお，格納容器スプレイは，サプレッション・プール水位が通常水位＋6.5m に到達した場合に停止する。

(c)

格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作は，格納容器圧力が 310kPa[gage]に到達した場合に実施する。
2.1-13

(3)有効性評価の結果
本重要事故シーケンスにおける原子炉圧力，原子炉水位（シュラウド内外水位） ※ ，注水流量，逃がし安全弁からの蒸気流量及び原子炉圧力容器内の保有水量の推移を第 2.1−4 図から第 2.1−8 図に，燃料被覆管温度，
燃料被覆管最高温度発生位置における熱伝達係数，燃料被覆管最高温度発
生位置におけるボイド率，平均出力燃料集合体のボイド率，炉心下部プレ
ナム部のボイド率の推移及び燃料被覆管破裂が発生した時点の燃料被覆管
温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係を第 2.1−9 図から第 2.1−14
図に，格納容器圧力，格納容器雰囲気温度，サプレッション・プール水位及びサプレッション・プール水温度の推移を第 2.1−15 図から第 2.1−18
図に示す。
※

炉心冷却の観点ではシュラウド内水位に着目し，運転員操作の観点ではシュ
ラウド外水位に着目するためシュラウド内外水位を合わせて示している。なお，シュラウド内は炉心部で発生するボイドを含む水位であることから，原子炉水位が低下する過程ではシュラウド外水位と比較して高めの水位を示す。

ａ．事象進展給水流量の全喪失が発生することで原子炉水位は低下し，原子炉水位
低（レベル３）信号により原子炉がスクラムする。原子炉水位が原子炉
水位異常低下（レベル２）設定点まで低下すると，主蒸気隔離弁の閉止及び再循環系ポンプトリップが発生するとともに，原子炉隔離時冷却系
及び高圧炉心スプレイ系の自動起動信号が発信するが，機器故障等により自動起動及び手動起動に失敗する。その後，一連の操作として低圧炉
心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）の手動起動を試みるが，機器故障等により失敗し，低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）の吐出圧力が確保されないため，自動減圧系についても作動し
2.1-14

ない。このため，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動操作を実施し，事象発生の 25 分後に，手動操作により逃がし
安全弁（自動減圧機能）7 個による原子炉減圧を実施することで，常設
低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注
水操作を開始する。原子炉減圧を開始すると，原子炉冷却材の流出により原子炉水位は低下し，燃料有効長頂部を下回るが，原子炉圧力が低下
し常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原
子炉注水が開始されると，原子炉水位が回復し炉心は再冠水する。
燃料被覆管最高温度発生位置のボイド率は，原子炉減圧操作による原
子炉圧力の低下に伴い上昇する。熱伝達係数は，燃料被覆管最高温度発
生位置が露出し，核沸騰冷却から蒸気冷却に移行することで低下する。
原子炉圧力が低下し，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が増加することで炉心が再冠水すると，ボイド率は低下し，熱伝達係数が上昇することで燃料被覆管温度は低下する。平均出力燃料集合体及び炉心下部プレナムのボイド率については，
原子炉水位及び原子炉圧力の変化に伴い増減する。
また，崩壊熱除去機能が喪失しているため，原子炉圧力容器で発生した蒸気が逃がし安全弁を介して格納容器内に放出されることで，格納容器圧力及び雰囲気温度が上昇する。このため，格納容器圧力が279kPa[gage]に到達した時点で，常設低圧代替注水系ポンプを用いた代
替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却を実施すること
により，格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇は抑制される。また，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を実施することでサプレッション・プール水位は徐々に上昇し，事象発生の約 27 時間後にサプレッション・プール水位が通常
2.1-15

水位＋6.5m 到達した時点でサプレッション・チェンバ側のベントラインの機能維持のため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）による格納容器冷却を停止する。これにより格納
容器圧力及び雰囲気温度は再び上昇傾向に転じ，事象発生の約 28 時間後に格納容器圧力が 310kPa[gage]に到達した時点で格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱を実施することにより，格納容器圧力及び雰囲気温度は安定又は低下傾向となる。なお，格納容器減圧及び除熱実施時のサプレッション・プール水位は，ベント管真空破壊装置及びサプレッション・チェンバ側のベントライン設置高さと比較して十分に低く推移するため，これらの設備の機能は維持される。

ｂ．評価項目等
燃料被覆管温度は，第 2.1−9 図に示すとおり，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の原子炉注水により原子炉水位が回復するまでの期間は，一時的な炉心の露出に伴い上昇し，事象発生の約 35 分後に最高温度の約 338℃に到達するが，評価項目である 1,200℃を下回る。燃料被覆管の最高温度は，平均出力燃料集合体で発生している。また，燃料被覆管の酸化量は，酸化反応が著しくなる前の燃料被覆
管厚さの 1％以下であり，評価項目である 15％を下回る。
（添付資料 2.1.1）
原子炉圧力は，第 2.1−4 図に示すとおり，逃がし安全弁（安全弁機能）の作動により，約 7.79MPa[gage]以下に維持される。このため，原子炉
冷却材圧力バウンダリにかかる圧力は，原子炉圧力と原子炉圧力容器底部圧力との差（0.3MPa 程度）を考慮しても，約 8.09MPa[gage]以下であり，評価項目である最高使用圧力の 1.2 倍（10.34MPa[gage]）を下回る。
2.1-16

格納容器圧力は，第 2.1−15 図に示すとおり，崩壊熱除去機能が喪失しているため，原子炉圧力容器で発生した蒸気が格納容器内に放出されることによって，事象発生後に上昇傾向が継続するが，格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱により低下傾向となる。事象発生の約 28 時間後に最高値の約 0.31MPa[gage]となるが，格納容器バウンダ
リにかかる圧力は，評価項目である最高使用圧力の 2 倍（0.62MPa[gage]）を下回る。格納容器雰囲気温度は，第 2.1−16 図に示すとおり，事象発
生の約 28 時間後に最高値の約 143℃となり，以降は低下傾向となっていることから，格納容器バウンダリにかかる温度は，評価項目である 200℃を下回る。
第 2.1−5 図に示すように，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代
替注水系（常設）による原子炉注水を継続することで，炉心の冠水状態が維持され，炉心冷却が維持される。また，第 2.1−15 図及び第 2.1−
16 図に示すように，格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱を継続することで，高温停止での安定状態が確立する。
格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系による格納容器減圧及び除熱実施時の非居住区域境界及び敷地境界での実効線量は，ベントタ
イミングに有意な差はないが，原子炉冷却材圧力バウンダリの破断箇所
からドライウェルに放出された核分裂生成物がドライウェルベントによりサプレッション・プールでのスクラビング効果による除染を見込まずに環境へ放出される評価としているため，非居住区域境界及び敷地境界の実効線量が厳しくなる「2.6ＬＯＣＡ時注水機能喪失」の評価結果（非居住区域境界：約 1.6×10−１ mSv（格納容器圧力逃がし装置使用時），約6.2×10−１ mSv（耐圧強化ベント系使用時），敷地境界：約 4.1×10−１ mSv（格納容器圧力逃がし装置使用時），約 6.2×10−１ mSv（耐圧強化ベント
2.1-17

系使用時））以下となり，5mSv を下回ることから，周辺の公衆に対して著しい放射線被ばくのリスクを与えることはない。
（添付資料 2.1.2）
安定状態が確立した以降は，残留熱除去系を復旧した後，残留熱除去
系（原子炉停止時冷却系）により冷温停止状態とする。
以上により，本評価では，「1.2.1.2

有効性を確認するための評価項

目の設定」に示す(1)から(4)の評価項目及び周辺の公衆に対して著しい放射線被ばくのリスクを与えないことについて，対策の有効性を確認し
た。

2.1.3

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲としては，運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価する。
本重要事故シーケンスでは，高圧・低圧注水機能喪失に伴い原子炉水位が低下するため，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動後に手動操作により原子炉を減圧して原子炉注水を実施すること並びに崩壊熱除去機能喪失に伴い格納容器圧力及び雰囲気温度が上昇するため，
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を実施すること及び格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱を実施することが特徴である。よって，不確かさの影響を確認する運転員等操作は，事象進展に有意な影響を与えると考えられる操作として，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（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
2.1-18

よる格納容器冷却操作並びに格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作とする。
(1)

解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価
本重要事故シーケンスにおいて不確かさの影響評価を実施する重要現象

は，「1.7

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価方針」に示すとおりであり，それらの不確かさの影響評価の結果を以下に示す。
ａ．運転員等操作時間に与える影響
炉心における燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移及び気液熱非平衡の不確かさとして，解析コードは実験結果の燃料被覆管温度に比べて最大 50℃程
度高めに評価することから，解析結果は燃料棒表面の熱伝達係数を小さく評価する可能性がある。よって，実際の燃料棒表面での熱伝達は大きくなることで，燃料被覆管温度は低くなるが，操作手順（速やかに注水
手段を準備すること）に変わりはなく，燃料被覆管温度を操作開始の起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
炉心における燃料被覆管酸化の不確かさとして，解析コードは酸化量及び酸化反応に伴う発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，
燃料被覆管温度を高めに評価する可能性がある。よって，実際の燃料被覆管温度は低くなるが，操作手順（速やかに注水手段を準備すること）に変わりはなく，燃料被覆管温度を操作開始の起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
格納容器における格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導並びに気液界面の熱伝達の不確かさとして，格納容器モデル（格
納容器の熱水力モデル）はＨＤＲ実験解析において区画によって格納容
器雰囲気温度を十数℃程度，格納容器圧力を 1 割程度高めに評価する傾
2.1-19

向が確認されているが，ＢＷＲの格納容器内の区画とは異なる等，実験体系に起因するものと考えられ，実機体系においては不確かさが小さくなるものと推定され，全体としては格納容器圧力及び雰囲気温度の傾向を適切に再現できていることから，格納容器圧力及び雰囲気温度を操作
開始の起点とする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並びに格納容器圧力を操作
開始の起点とする格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導の不確かさにおいては，
ＣＳＴＦ実験解析により格納容器温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認しており，その差異は小さいことから，格納容器圧力及び雰囲気温度を操作開始の起点としている常設低圧代替
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
容器冷却操作並びに格納容器圧力を操作開始の起点とする格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。
（添付資料 2.1.3）

ｂ．評価項目となるパラメータに与える影響
炉心における燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移及び気液熱非平衡の不確かさとして，解析コードは実験解析において熱伝達モデルの保守性により
燃料被覆管温度を高めに評価し，有効性評価解析においても燃料被覆管
温度を高めに評価することから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
炉心における燃料被覆管酸化の不確かさとして，解析コードは酸化量
2.1-20及び酸化反応に伴う発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，
燃料被覆管温度を高く評価することから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
格納容器における格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導並びに気液界面の熱伝達の不確かさとして，格納容器モデル（格
納容器の熱水力モデル）はＨＤＲ実験解析において区画によって格納容
器雰囲気温度を十数℃程度，格納容器圧力を 1 割程度高めに評価する傾向が確認されているが，ＢＷＲの格納容器内の区画とは異なる等，実験体系に起因するものと考えられ，実機体系においては不確かさが小さくなるものと推定され，全体としては格納容器圧力及び雰囲気温度の傾向を適切に再現できていることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導の不確かさにおいては，ＣＳＴＦ実験解析により格納容器雰
囲気温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認していることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
（添付資料 2.1.3）(2)

解析条件の不確かさの影響評価
ａ．初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件
初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件は，第 2.1−2 表に示すとおりであり，これらの条件設定を設計値等の最確条件とした場合の影響を評価する。解析条件の設定に当たっては，設計値を用いるか又は評価項目となるパラメータに対する余裕が小さくなるよう保守的な設定をしていることから，この中で事象進展に有意な影響を与える可能性がある項目について，評価結果を以下に示す。
2.1-21

(a)運転員等操作時間に与える影響
初期条件の燃料棒最大線出力密度は，解析条件で設定した 44.0kW／
m に対して最確条件は約 33kW／m〜約 41kW／m であり，最確条件とした
場合は燃料被覆管温度の上昇が緩和されるが，操作手順（速やかに注水手段を準備すること）に変わりはなく，燃料被覆管温度を操作開始の起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件で設定した燃焼度
33GWd／t に対して最確条件は燃焼度 33GWd／t 以下であり，最確条件とした場合は解析条件で設定している崩壊熱と同等以下となる。燃焼度 33GWd／t の場合は，解析条件と最確条件は同等であることから運転
員等操作時間に与える影響はない。また，燃焼度 33GWd／t 未満の場合
は，原子炉からサプレッション・プールに流出する蒸気量が減少する
ことで，原子炉水位の低下は遅くなり，燃料被覆管温度の上昇は緩和されるが，操作手順（速やかに注水手段を準備すること）に変わりはなく，燃料被覆管温度を操作開始の起点とする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，同様に格納容器圧力及び雰囲気温度並びにサプレッション・プール水位及びサプレッション・プール水温度の上昇が遅くなり，これらのパラメータを操作開始の起点とする運転員等操作の開始時間は遅くなる。
初期条件の原子炉圧力，原子炉水位，炉心流量及びドライウェル雰
囲気温度は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，事象進展に与える影響は小さいことから，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
事故条件の外部電源の有無については，起因事象発生から原子炉ス
2.1-22クラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳しくする条件として，外部電源ありを想定している。外部電源がない場合でも，非常用母線は非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機（以下「非常用ディーゼル発電機等」という。）から自動的に受電され，また，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動操作時間は，外部電源がない場合も考慮して設定していることから，運転員等操作時間に与える影響はない。
機器条件の低圧代替注水系（常設）は，最確条件とした場合，おおむね注水開始後の原子炉水位の回復が早くなり，炉心冠水後の原子炉水位の維持操作の開始が早くなるが，原子炉減圧から水位回復までの
原子炉水位を継続監視している期間の流量調整操作であることから，運転員等操作時間に与える影響はない。
機器条件の代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，解析条件で設定したスプレイ流量（130m ３ ／h 一定）に対して，最確条件は運転手順における流量調整の範囲（102m ３ ／h〜130m３ ／h）となる。最確条件とした場合，サプレッション・プール水位の上昇が緩和されることから，
サプレッション・プール水位を操作開始の起点とする運転員等操作の開始時間は遅くなる。
（添付資料 2.1.3）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
初期条件の燃料棒最大線出力密度は，解析条件で設定した 44.0kW／
m に対して最確条件は約 33kW／m〜約 41kW／m であり，最確条件とした
場合は燃料被覆管温度の上昇が緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件で設定した燃焼度
2.1-23

33GWd／t に対して最確条件は燃焼度 33GWd／t 以下であり，最確条件とした場合は解析条件で設定している崩壊熱と同等以下となる。燃焼度 33GWd／t の場合は，解析条件と最確条件は同等であることから評価項目となるパラメータに与える影響はない。また，燃焼度 33GWd／t未満の場合は，原子炉からサプレッション・プールに流出する蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下は遅くなり，炉心露出後の燃料
被覆管温度の上昇は緩和される。また，同様に格納容器圧力及び雰囲
気温度並びにサプレッション・プール水位及びサプレッション・プー
ル水温度の上昇は遅くなることから，評価項目とな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，炉心流量及びドライウェル雰
囲気温度は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，事象進展に与える影響は小さいことから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
事故条件の外部電源の有無については，起因事象発生から原子炉ス
クラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳しくする条件として，外部電源ありを想定している。外部電源がない場合は，外部電源喪失に伴い原子炉スクラム，再循環系ポンプトリップ等が発生するため，外部電源がある場合と比較して原子炉水位の低下は緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
機器条件の低圧代替注水系（常設）は，最確条件とした場合，おおむね注水開始後の原子炉水位の回復が早くなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
機器条件の代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，解析条件で設定したスプレイ流量（130m ３ ／h 一定）に対して，最確条件は運転手順
2.1-24

における流量調整の範囲（102m ３ ／h〜130m３ ／h）となる。最確条件とした場合でも，スプレイ流量は，格納容器圧力の上昇を抑制可能な範囲で調整し，また，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の停止後に格納容器最高使用圧力に到達した時点で格納容器ベントを実施する運転員等操作に変わりはなく，格納容器圧力の最高値はおおむね格納容器ベント時の圧力で決定されることから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
（添付資料 2.1.3）

ｂ．操作条件
操作条件の不確かさとして，操作に係る不確かさを「認知」，「要員配置」，「移動」，「操作所要時間」，「他の並列操作有無」及び「操作の確実さ」の 6 要因に分類し，これらの要因が運転員等操作時間に与える影響を評価する。また，運転員等操作時間に与える影響が評価項目となるパラメータに与える影響を評価した。評価結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作）は，解析上の操作開始時間として，事象発生から 25 分後を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，認知時間及び操作所要時間は，余裕時間を含めて設定していることから，実態の操作開始時間は解析上の設定よりも若干早まる可能性があるが，状況判断から原子炉減圧操作までは一連の操作として実施し，同一の運転員による並列操作はないことから，影響はない。
操作条件の常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレ
2.1-25

イ冷却系（常設）による格納容器冷却操作は，解析上の操作開始時間
として，格納容器圧力 279kPa[gage]到達時を設定している。運転員等
操作時間に与える影響として，不確かさ要因により操作開始時間に与える影響は小さいことから，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等となる。本操作は，解析コード及び解析条件（操作条件を除く。）の不確かさにより，操作開始時間は遅くなる可能性があるが，並列して実施する場合がある原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（常設））とは同一の制御盤による対応が可能であることから，この他の操作に与える影響はない。
操作条件の格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操
作は，解析上の操作開始時間として，格納容器圧力 310kPa[gage]到達時を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，不確かさ
要因により操作開始時間に与える影響は小さいことから，実態の操作
開始時間は解析上の設定とほぼ同等となる。仮に中央制御室での遠隔操作に失敗した場合は，現場操作にて対応するため，75 分程度操作開始時間が遅れる可能性がある。本操作は，解析コード及び解析条件（操作条件を除く。）の不確かさにより，操作開始時間は遅くなる可能性があるが，並列して実施する場合がある原子炉水位の調整操作（低圧代
替注水系（常設））とは異なる運転員による対応が可能であることから，
この他の操作に与える影響はない。なお，遠隔操作失敗時に現場操作にて対応する場合にも，異なる要員により対応が可能であることから，
この他の操作に与える影響はない。
（添付資料 2.1.3）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧
2.1-26

操作（常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作）は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時間は解析上の操作開始時間よりも早くなる可能性があり，この場合は，原子炉への注水開始が早くなることで，原子炉水位の回復が早くなり，燃料被覆管温度の上昇は緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
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操作は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時間は解析上の操作開始時間よりも遅くなる可能性があるが，この場合でもパラメータが操作実施基準に到達した時点で開始することで同等の効果が得られ，有効性評価解析
における格納容器圧力の最高値に変わりがないことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
操作条件の格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操
作は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時間は
解析上の操作開始時間よりも遅くなる可能性があるが，この場合でもパラメータが操作実施基準に到達した時点で開始することで同等の効果が得られ，有効性評価解析における格納容器圧力の最高値に変わりがないことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。仮に格納容器ベント時に遠隔操作に失敗した場合は，現場操作にて対応するため，75 分程度操作開始時間は遅れる可能性がある。この場合，格納容器圧力は 0.31MPa[gage]より若干上昇し，評価項目となるパラメータに影響を及ぼすが，この場合でも 0.62MPa[gage]を十分に下回ることから，格納容器の健全性の観点からは問題とならない。
（添付資料 2.1.3）
2.1-27

(3)操作時間余裕の把握
操作開始時間の遅れによる影響度合いを把握する観点から，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認できる範囲内での操作時間余裕を確認し，その結果を以下に示す。
操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（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）は，高圧・低圧注水機能喪失及び給水流量の全喪失を想定することから安全機能の喪失状態等が同じであり，原子炉減圧操作も同じ 25分であるが，原子炉水位低下の観点では本重要事故シーケンスより厳しい「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」において，10 分の減圧操作開始遅れを想定した場合でも，燃料被覆管の最高温度は約 706℃であり，燃料被覆管の破裂は発生せず，評価項目を満足することから時間余裕がある。また，25 分の減圧操作遅れを想定した場合には，燃料被覆管の最高温度は約 1,000℃となり，一部の燃料被覆管に破裂が発生するが，炉心の著しい損傷は発生せず，この時の格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント時の非居住区
域境界の実効線量は約 1.1mSv，耐圧強化ベント系による格納容器ベント時の非居住区域境界の実効線量は約 4.4mSv となる。また，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント時の敷地境界の実効線量は約 2.8mSv，耐圧強化ベント系による格納容器ベント時の敷地境界の実効線量は約 4.4mSv となる。したがって，いずれも 5mSv を下回る。ただし，この場合には格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）及び格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）により炉心損傷の判断を行い，炉心損傷後のマネジメントに移行する
ため，重大事故での対策の範囲となる。
操作条件の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は，事象発生の約 14 時間後に実施す
2.1-28

るものであり，準備時間が確保できることから，時間余裕がある。
操作条件の格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作は，事象発生の約 28 時間後に実施するものであり，準備時間が確保できること
から，時間余裕がある。仮に，中央制御室からの遠隔操作に失敗し，現場操作にて格納容器圧力逃がし装置二次隔離弁の開操作を実施する場合には，格納容器ベント操作の開始が遅れることで，格納容器圧力は0.31MPa[gage]から上昇するが，格納容器スプレイを停止した時点の格納容
器圧力約 0.247MPa[gage]から 0.310MPa[gage]到達までの時間が約 1 時間であることから外挿すると，0.31MPa[gage]から 0.62MPa[gage]に到達するまでに 5 時間程度の時間余裕があり，現場操作に要する時間は 75 分程度であることから，時間余裕がある。
（添付資料 2.1.3，2.1.7，2.6.7）

(4)

ま と め
解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作
時間余裕を確認した。この結果，解析コード及び解析条件の不確かさが運転員等操作時間に与える影響等を考慮した場合においても，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。この他，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認できる範囲内において，操作時間には時間余裕がある。

2.1.4

必要な要員及び資源の評価(1)

必要な要員の評価
事故シーケンスグループ「高圧・低圧注水機能喪失」の重大事故等対策
2.1-29

に必要な災害対策要員（初動）は，「2.1.1（3）炉心損傷防止対策」に示すとおり 19 名である。
「6.2

重大事故等対策時に必要な要員の評価結果」で説明している災害対策要員（初動）の 39 名で対処可能である。
また，必要な参集要員は，「2.1.1（3）炉心損傷防止対策」に示すとおり
5 名であり，参集要員 72 名に含まれることから対処可能である。

(2)

必要な資源の評価
事故シーケンスグループ「高圧・低圧注水機能喪失」において，必要な水源，燃料及び電源は，「6.1(2) 資源の評価条件」の条件にて評価を行い，以下のとおりである。
ａ．水源

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
子炉注水操作及び代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器
冷却操作については，7 日間の対応を考慮すると，合計約 5,350m３ の水が必要となる。
水源として，代替淡水貯槽に 4,300m３ 及び西側淡水貯水設備に 4,300m
３，合計 8,600m ３ の水を保有しており，西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代替注水中型ポンプによる代替淡水貯槽への補給操作を行うことで，代替淡水貯槽を枯渇させることなく，7 日間の対応が可能である。
なお，外部電源喪失を想定した場合でも同様である。
（添付資料 2.1.4）

ｂ．燃料

外部電源喪失を想定した場合，事象発生直後から 7 日間の非常用ディーゼル発電機，高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機及び常設代替交流
2.1-30電源設備（常設代替高圧電源装置 2 台）の運転を想定すると，非常用ディーゼル発電機については約 484.0kL，高圧炉心スプレイ系ディーゼル
発電機については約 130.3kL，常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 2 台）については約 141.2kL，合計で 755.5kL の軽油が必要となる。軽油貯蔵タンクには約 800kL の軽油を保有していることから，非常用ディーゼル発電機，高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機及び常設代
替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 2 台）による 7 日間の電源供給の継続が可能である。
可搬型代替注水中型ポンプ（1 台）による西側淡水貯水設備から代替淡水貯槽への補給について，事象発生直後から 7 日間の可搬型代替注水
中型ポンプ（1 台）の運転を想定すると，約 6.0kL の軽油が必要となる。
可搬型設備用軽油タンクには約 210kL の軽油を保有していることから，可搬型代替注水中型ポンプ（1 台）による 7 日間の西側淡水貯水設備から代替淡水貯槽への補給の継続が可能である。
緊急時対策所用発電機による電源供給について，事象発生直後から 7日間の緊急時対策所用発電機の運転を想定すると，約 70.0kL の軽油が必要となる。緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンクに約 75kL の軽油を保有していることから，緊急時対策所用発電機による 7 日間の電源供給の継続が可能である。
（添付資料 2.1.5）

ｃ．電源

外部電源喪失を想定した場合，重大事故等対策時に必要な負荷のうち，非常用ディーゼル発電機等からの電源供給を考慮する負荷については，
非常用ディーゼル発電機等の容量内に収まることから，必要負荷に対し
2.1-31

ての電源供給が可能である。
常設代替交流電源設備からの電源供給を考慮する負荷については約
1,128kW であるが，常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 2 台）の連続定格容量は 2,208kW であることから，必要負荷に対しての電源供給が可能である。
緊急時対策所用発電機については，必要負荷に対しての電源供給が可能である。
（添付資料 2.1.6）

2.1.5

結

論

事故シーケンスグループ「高圧・低圧注水機能喪失」では，高圧・低圧注
水機能が喪失することで，原子炉水位の低下が継続し，炉心損傷に至ることが特徴である。事故シーケンスグループ「高圧・低圧注水機能喪失」に対す
る炉心損傷防止対策としては，初期の対策として逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水手段を整備し，安定状態に向けた対策として，逃がし安全弁（自動減圧機能）を開維持することで常設低圧代替
注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による炉心冷却を継続する。
また，格納容器の健全性を維持するため，安定状態に向けた対策として常設
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
格納容器冷却手段及び格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱手段を整備している。
事故シーケンスグループ「高圧・低圧注水機能喪失」の重要事故シーケン
ス「過渡事象（給水流量の全喪失）＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」
について有効性評価を行った。
2.1-32

上記の場合においても，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を継続し，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及び格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱を実施することで，炉心の著しい損傷を防止することができる。
その結果，燃料被覆管最高温度及び酸化量，原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力並びに格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度は，評価項目を満足している。また，安定状態を維持することができる。
なお，格納容器圧力逃がし装置の使用による非居住区域境界及び敷地境界
での実効線量は，周辺公衆に対して著しい放射線被ばくのリスクを与えることはない。
解析コード及び解析条件の不確かさの影響について確認した結果，運転員
等操作時間に与える影響及び評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，対策の有効性が確認できる範囲内において，操作時間余裕について確認した結果，操作が遅れた場合でも一定の余裕がある。
重大事故等対策に必要な要員は，災害対策要員にて確保可能である。また，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
以上のことから，事故シーケンスグループ「高圧・低圧注水機能喪失」において，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水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）による格納容器冷却及び格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱の炉心損傷防止対策は，選定した重要事故シーケンスに対して有効であることが確認でき，事故シーケンスグループ「高圧・低圧注水機能喪失」
2.1-33に対して有効である。

2.1-34

２Ｃ 非常 用 ディーゼル発電機，２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系デ ィー ゼ ル発電機

凡

例
：安 全機 能 の喪 失を 仮定 す る設 備
：評 価上 考 慮し ない 設備

逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）Ｇ
常設 代替 高圧電源装置

ター ビン へ
原子炉建屋
東側接続口

軽油 貯蔵タンクドラ イウ ェ ル

2.1-35

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

←

→

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)※1
緊急用海水ポンプ（Ａ），（Ｂ）→

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ
(Ｂ)，(Ｄ)

↑

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

タン クロ ー リ
原子 炉建 屋西側 接続 口

高所 東側
接続 口
高所 西側
接続 口

→

※2

格納 容器 圧 力逃 がし 装置※3

サプ レッ シ ョン・プ ール

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ(Ａ )，(Ｃ)→※3

サプ レッ シ ョン ・
チェ ンバ

↑

→

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器

Ｇ

→

※1

→

※2

※1 海へ

常設 低圧 代 替注 水系↑ ポン プ(Ａ)，(Ｂ )

海へ ※2

←

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポン プ

残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ)←↑

可搬 型設 備 用軽 油タ ンク

可搬 型代 替 注水 中型 ポン プ

→

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポン プ

海

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽

西側 淡水 貯 水設 備←
常設 高圧 代 替注 水系 ポン プ

第 2.1−1 図

高圧・低圧注水機能喪失時の重大事故等対策の概略系統図（1／3）（常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水段階）

２Ｃ 非常 用 ディ ーゼル発電機，２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系デ ィー ゼ ル発 電機

凡例：安 全機 能 の喪 失を 仮定 す る設 備
：評 価上 考 慮し ない 設備

逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）Ｇ
常設 代替 高圧電源装置

ター ビン へ
原子炉建屋
東側接続口

軽油 貯蔵タンクドラ イウ ェ ル

2.1-36

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

←

→

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)※1
緊急用海水ポンプ（Ａ），（Ｂ）→

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ
(Ｂ)，(Ｄ)

↑

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

タン クロ ー リ
原子 炉建 屋西側 接続 口

高所 東側
接続 口
高所 西側
接続 口

→

※2

格納 容器 圧 力逃 がし 装置※3

サプ レッ シ ョン・プ ール

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ(Ａ )，(Ｃ)→※3

サプ レッ シ ョン ・
チェ ンバ

↑

→

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器

Ｇ

→

※1

→

※2

※1 海へ

常設 低圧 代 替注 水系↑ ポン プ(Ａ)，(Ｂ )

海へ ※2

←

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポン プ

残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ)←↑

可搬 型設 備 用軽 油タ ンク

可搬 型代 替 注水 中型 ポン プ

→

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポン プ

海

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽

西側 淡水 貯 水設 備←
常設 高圧 代 替注 水系 ポン プ

第 2.1−1 図

高圧・低圧注水機能喪失時の重大事故等対策の概略系統図（2／3）（常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水及び代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却段階）

２Ｃ 非常 用 ディ ーゼル発電機，２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系デ ィー ゼ ル発 電機

凡例：安 全機 能 の喪 失を 仮定 す る設 備
：評 価上 考 慮し ない 設備

逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）Ｇ
常設 代替 高圧電源装置

ター ビン へ
原子炉建屋
東側接続口

軽油 貯蔵タンクドラ イウ ェ ル

2.1-37

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

←

→

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)※1
緊急用海水ポンプ（Ａ），（Ｂ）→

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ
(Ｂ)，(Ｄ)

↑

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

タン クロ ー リ
原子 炉建 屋西側 接続 口

高所 東側
接続 口
高所 西側
接続 口

→

※2

格納 容器 圧 力逃 がし 装置※3

サプ レッ シ ョン・プ ール

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ(Ａ )，(Ｃ)→※3

サプ レッ シ ョン ・
チェ ンバ

↑

→

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器

Ｇ

→

※1

→

※2

※1 海へ

常設 低圧 代 替注 水系↑ ポン プ(Ａ)，(Ｂ )

海へ ※2

←

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポン プ

残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ)←↑

可搬 型設 備 用軽 油タ ンク

可搬 型代 替 注水 中型 ポン プ

→

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポン プ

海

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽

西側 淡水 貯 水設 備←
常設 高圧 代 替注 水系 ポン プ

第 2.1−1 図

高圧・低圧注水機能喪失時の重大事故等対策の概略系統図（3／3）（常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水及び格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱段階）

凡(解析 上 の時刻)
(0秒)

例
：操 作・ 確 認（ 運転 員）

給水流量の全喪失：プ ラン ト 状態 （解 析）：判 断：解 析上 考 慮し ない 操作

原子炉水位低（レベル３）
設定点到達：重 大事 故 等対 応要 員（ 現 場） の作 業
：運 転員 と 重大 事故 等対 応 要員 （現 場 ）の共 同作 業

原子炉スクラムの確認（約20秒）※１

原子炉水位異常低下（レベル２）設定点到達

使用 済燃 料 プー ルの冷 却操 作

高圧注水機能喪失の確認 ※ ２

低圧注水機能喪失の確認 ※ ２

常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動操作 ※ ３ ， ４（25分）

主蒸 気隔 離 弁閉 止
逃が し安 全 弁（ 安 全弁 機能 ）によ る
原子 炉圧 力 制御 の確 認 ※ ２
高圧 代替 注 水系 の
起動 操作

可搬 型代 替 注水 中型 ポン プ を用い た低 圧 代替 注水 系
（可 搬型 ） の起 動準 備操 作

高圧 ／低 圧 注水 機
能の 回復 操 作

低圧 代替 注 水系 （常 設） 以 外に よる 原 子 炉注 水操 作・代 替循 環 冷却 系に よる 原 子炉 注水 操 作
・制 御棒 駆 動水 圧系 によ る 原子 炉注 水 操 作
・ほ う酸 水 注入 系に よる 原 子炉 注水 操 作
・消 火系 に よる 原子 炉注 水 操作
・補 給水 系 によ る原 子炉 注 水操 作
・可 搬型 代 替注 水中 型ポ ン プ又 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 原子 炉 注 水操 作

逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作 ※ ５（約29分） 原子炉水位が燃料有効長頂部に到達※６

原子炉水位不明
でないことの確認 ※８

可搬 型代 替 注水 中型
ポン プに よ る
水源 補給 操 作

水位 不明

タン クロ ー リに よる
燃料 給油 操 作

炉心 損傷 な しの 継続 確認 ※７

原子 炉満 水 操作

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

※９

原子炉水位が燃料有効長頂部以上に回復

原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（常設）） ※ １ ０

格納容器圧力279kPa[gage]到達

格納 容器 圧 力逃 がし 装置 に よる 格納 容 器 減圧 及び 除 熱操 作を 優先 す るが ，耐 圧 強 化ベ ント 系 によ る
格納 容器 減 圧及 び除 熱操 作 も実 施可 能 で ある 。

代替 循環 冷 却系 によ る
原子 炉注 水 操作 及び格納 容器 除 熱操 作 ※ １ １

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 ※ １ ２（約24時 間）サプレッション・プール
通常水位＋5.5m 到達

格納容器圧力逃がし装置による格
納容器減圧及び除熱の準備操作※１３（約27時 間）代替 格納 容 器ス プレ イ冷 却 系（ 常 設）及 び代 替循 環 冷却
系以 外に よ る格 納容 器冷 却 操作
・可 搬型 代 替注 水中 型ポ ン プ又 は可 搬 型 代替 注水 大 型
ポン プを 用 いた 代替 格納 容 器ス プレ イ 冷 却系 （可 搬型） によ る 格納 容器 冷却 操 作
・消 火系 に よる 格納 容器 冷 却操 作
・補 給水 系 によ る格 納容 器 冷却 操作
・ドラ イウ ェ ル内 ガス 冷却 装 置に よる 格 納容 器除 熱 操作

※１

原 子 炉ス クラ ムは ， 中央 制御 室 に て平 均出 力 領域 計装 等に よ り確 認す る 。

※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

常 設 低圧 代替 注水 系 ポン プを 用 い た低 圧代 替 注水 系（ 常設）の 起動 操作 は，以下 によ り 判断 する 。
・高 圧・ 低 圧注 水機 能喪 失

※４

外 部 電源 がな い場 合 には ，常 設 代 替高 圧電 源 装置 によ る緊 急 用母 線受 電 操 作を 実施 す る。

※５

逃 が し安 全弁 （自 動 減圧 機能 ） の 手動 によ る 原子 炉減 圧操 作 は， 以下 に よ り判 断す る 。
・低 圧で 原 子炉 注水 可能 な 系統 又は 低 圧 代替 注水 系 1 系 統以 上起 動 でき た場 合※６

原 子炉 水 位が 燃 料有 効 長 頂部 以 下 とな っ た 場合 は ，格 納 容器 雰 囲 気監 視 系 等に よ り 格納 容 器内 の水素 ・酸 素 濃度 を確 認す る 。

※７

炉 心 損傷 は， 以下 に より 判断 す る。（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γ線線量率が，設計基準事故における原子炉冷却材喪失時の追加放 出量 に 相当 する 指示 値の 10 倍 以上 と なっ た場 合
なお，格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）及び格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）による炉 心損 傷 発生 の判 断が で きな い場 合 は ，原 子炉 圧 力容 器温 度に よ り判 断す る 。

※８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 おそ 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 の いず れか 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 く燃 料有 効 長頂 部以 上で あ るこ とが 判 断 でき ない 場 合※９原 子炉 水 位不 明 の場 合 は ，原 子 炉 圧力 容 器 を満 水 とし ， 原子 炉 圧 力と サ プ レッ シ ョ ン・ チ ェン バ
圧力 の差 圧 を確 認す るこ と で， 原子 炉 水 位が 燃料 有 効長 頂部 以上 で ある こと を 確 認す る。

※１ ０

常設 低 圧代 替 注水 系 ポ ンプ を 用 いた 低 圧 代替 注 水系 （ 常設 ） に より ， 原 子炉 水 位 を原 子 炉水 位
低（ レベ ル ３） 設定 点か ら 原子 炉水 位 高 （レ ベル ８ ）設 定点 の間 に 維持 する 。

※１ １

解 析上 考慮 しな い 代替 循環 冷 却 系は ，実 際 には 以下 の運 用 とし てい る 。
・事象初期における原子炉注水に当たっては，海水系による冷却水供給を必要としない低圧代替注水系（常設）を優先し，海水系による冷却水供給が確保された後に代替循環冷却系によ る原 子 炉注 水に 切り 替 える 。
・格 納容 器 圧力が 245kPa[gage]に到 達し た時 点で ， 代替 循環 冷却 系 によ る格 納 容 器ス プレ イを実施する。また，代替循環冷却系は，原子炉注水及び格納容器スプレイの併用が可能な設計 とし て いる 。

※１ 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 は，解 析 上は 130m ３ ／h 一定 流 量で， 格納 容器 圧 力を 217kPa[gage]から 279kPa[gage]の 範
囲に維持するよう間欠運転としているが，実際には運転手順に従い格納容器圧力を217kPa[gage]から 279kPa[gage]の範 囲に 維持 する よう 102m ３ ／h〜 130m ３ ／h の範 囲で スプ レ イ
流量 を調 整 する 。

※１ ３

サ プレ ッシ ョン・プー ル 水位 が通 常水 位＋ 5.5m に到 達 した 場合 は ，格 納容 器ベ ント 準 備の ため ，
中央 制 御 室に て 機器 ラ ン プ表 示 に より 系 統構 成 を 確認 す ると と も に， 格 納 容器 圧 力逃 が し 装置
一次 隔離 弁 を全 開と する 。
格納 容器 圧 力逃 がし 装置 一 次隔 離弁 の 開 操作 は，「 サ プレ ッシ ョ ン・チ ェ ンバ 側」を優 先し て 実
施し ，中 央 制御 室か らの 遠 隔操 作及 び 現 場で の手 動 操作 に失 敗し た 場合 は，「ド ラ イウ ェル 側 」の開 操作 を 実施 する 。

※１ ４

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 却の停 止操 作 は， 以下 によ り 判断 する 。
・サ プレ ッ ショ ン・ プー ル 水位 が通 常 水 位＋6.5m に到 達

※１ ５

格納 容 器減 圧 及び 除 熱 操作 前 に ，原 子 炉 水位 を 可能 な 限り 高 く 維持 す る こと で ， 原子 炉 格納 容器へ の放 熱 を抑 制し ，格 納 容器 圧力 の 上 昇を 緩和 す る（ 解析 上考 慮 しな い。）。

Ⅱ

サプレッション・プール水位
通常水位＋6.5m到達

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
格納容器冷却の停止操作 ※１４

原子 炉満 水 操作 ※ １ ５(約28時 間)Ⅰ

【有 効性 評 価の 対象 とし て いな いが 他 に 取り 得る 手 段】
Ⅰ
技術 基準 上 の全 ての 要求 事 項を 満た す こ とや 全て の プラ ント 状況 に おい て使 用 す るこ とは 困 難で あるが ，プ ラ ント 状況 によ っ ては ，事 故 対 応に 有効 な 設備 とな る代 替 循環 冷却 系 ， 制御 棒駆 動 水圧 系，
ほう 酸水 注 入系 ，消 火系 ， 補給 水系 及 び 可搬 型代 替 注水 中型 ポン プ 又は 可搬 型 代 替注 水大 型 ポン プを用い た低 圧 代替 注水 系（ 可 搬型 ）に よ る 原子 炉注 水 操作 も実 施可 能 であ る。
Ⅱ
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 作を優 先す る が， 可搬 型代 替 注水 中型 ポ ン プを 用い た 代替 格納 容器 ス プレ イ冷 却 系 （可 搬型 ） によ る格
納容 器冷 却 操作 も実 施可 能 であ る。
技術 基準 上 の全 ての 要求 事 項を 満た す こ とや 全て の プラ ント 状況 に おい て使 用 す るこ とは 困 難で あるが ，プ ラ ント 状況 によ っ ては ，事 故 対 応に 有効 な 設備 とな る可 搬 型代 替注 水 大 型ポ ンプ を 用い た代
替格 納容 器 スプ レイ 冷却 系（ 可搬 型），消 火系 及び 補 給水 系に よる 格 納容 器冷 却 操 作も 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 よる 格 納 容器 圧力 等 の上 昇の緩 和も 可 能で ある 。
Ⅲ

水位不明ではない（約14時 間）再循 環系 ポ ンプ
トリ ップ の 確認 ※ ２

格納容器圧力310kPa[gage]到達

格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作（サプレッション・チェンバ側）

常 設 低 圧代 替注 水系 ポン プを 用い た低 圧 代替注 水系 （ 常設 ） に よる 原子 炉注 水を 継続 する こと で ，原子 炉水 位 を
維 持 し ，格 納容 器圧 力逃 がし 装置 によ る 格納容 器の 減 圧
及 び 除 熱操 作を 継続 する こと で格 納容 器 圧力等 の低 下 傾
向 を 確 認す る。 また ，機 能喪 失し てい る 設備の 復旧 を 試
み ， 残 留熱 除去 系の 復旧 後， 残留 熱除 去 系（原 子炉 停 止時 冷 却 系） によ り冷 温停 止状 態と し， 代 替循環 冷却 系 又は 残 留 熱除 去系 （格 納容 器ス プレ イ冷 却 系及び サプ レ ッ
シ ョ ン ・プ ール 冷却 系） によ る除 熱が 可 能であ るこ と 及
び 水 素 濃度 制御 が可 能で ある こと を確 認 した後 に格 納 容
器 圧 力 逃が し装 置に よる 格納 容器 減圧 及 び除熱 操作 を 停
止し ，格納容器を隔離状態とする。

格納 容器 圧 力逃 がし 装置 以 外に よる 格 納 容器
減圧 及び 除 熱操 作
・耐 圧強 化 ベン ト系 によ る 格納 容器 減 圧 及び除熱 操作

第 2.1−2 図Ⅲ

高圧・低圧注水機能喪失の対応手順の概要

2.1-38

高圧 ・ 低圧 注水 機 能 喪失

経過 時間 （ 分）0

実施箇所・必要要員数

当直発電長

1人

20

30

40

50

60

70

80

90

100

110

備 考

事象 発生
原子 炉ス ク ラム

【 】は他作業後移動してきた要員
責任者

10

約20秒

原 子炉 水位 異常 低 下（ レベ ル ２）設定 点到 達

中央監視運転操作指揮プラ ント 状 況判 断

操作項目

操作の内容
補佐

当直副発電長

指揮者等

災害対策要員
（指揮者等）

当直運転員(中央制御室)

当直運転員
(現場)

1人

運転操作指揮補佐

4人

初動での指揮発電所内外連絡約21分

原 子炉 水位 異常 低 下（ レベ ル １ ）設 定点 到 達

25分

原 子 炉減 圧開 始

重大事故等対応要員(現場)●原子炉スクラムの確認●タービン停止の確認●外部電源喪失の確認
外部電源喪失の確認及び非常用ディーゼル発電機等の自動起動の確認は，
外部電源がない場合に実施する●給水流量全喪失の確認
状況判断

2人
A，B

−

−

10 分

●再循環系ポンプトリップの確認●主蒸気隔離弁閉止及び逃がし安全弁（安全弁機能）による原子炉圧力制御の確認●非常用ディーゼル発電機等の自動起動の確認●高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の自動起動失敗の確認

高圧注水機能喪 失
の確認

【1人】
A

−

−

●高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の手動起動操作（失敗）2分

常設代替高圧電 源装置による緊急 用
母線の受電操作

【1人】
B

−

−

●常設代替高圧電源装置2台の起動操作及び緊急用母線の受電操作

4分

中央制御室から の高圧代替注水系 起
動操作

【1人】
A

−

−

●高圧代替注水系による原子炉注水の系統構成操作及び起動操作

低圧注水機能喪 失
の確認

【1人】
A

−

−

●低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系(低圧注水系）の手動起動操作（失敗）

高圧注水機能及 び
低圧注水機能の 回
復操作

−

2人
C，D

−

● 高圧 注水 機 能及 び 低圧 注水 機 能の 回 復 操 作， 失 敗 原因調 査

常設低圧代替注 水系ポンプを用い た
低圧代替注水系（常設）の起動 操
作

【1人】
A

−

−

●常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原
子炉注水の系統構成操作及び起動操作

可搬型代替注水 中型ポンプを用い た
低圧代替注水系（可搬型）の起 動
準備操作

−

−

8人
a〜h

●可搬型代替注水中型ポンプの移動，ホース敷設等の操作

逃がし安全弁（ 自動減圧機能）の 手動による原子炉 減
圧操作

【1人】
B

−

−

●逃がし安全弁（自動減圧機能）7個の手動開放操作

原子炉水位の調 整
操作(低 圧代替 注
水系（常設）)

【1人】
A

−

−

●常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原
子炉注水の調整操作

第 2.1−3 図

外部電源がない場合に実施する

4分

解析上考慮 しない

4分
適宜 実施

解析上考慮 しない

3分

170 分

1分

原子 炉水 位 を原 子炉 水位 低 （レ ベル ３ ） 設定 点か ら 原子 炉水 位高 （ レベ ル８ ） 設 定点 の間 に 維持

高圧・低圧注水機能喪失の作業と所要時間（1／2）

2.1-39解析上考慮 しない高 圧・ 低圧 注 水機 能 喪失

経過 時間 （ 時間 ）
4

8

12

16

20

24

28

32

36

40

44

48

備 考

事象 発生
実施箇所・必要要員数

25分

操作項目

原 子 炉減 圧開 始
約14時間

【 】は他作業後移動してきた要員

格納 容器 圧力 279kPa［gage］ 到達

操作の内容

約24時間

サプ レッ ショ ン ・プ ール 水 位
約27時間

サプ レッ ショ ン ・プ ール 水 位

約28時間
当直運転員
(中央制御室)

当直運転員
(現場)

重大事故等対応要員(現場)

原子炉 水位 の調 整
操作 (低 圧代 替 注
水系（常設）)

【1人】
A

−

−

● 常 設 低 圧 代 替 注 水系 ポ ン プ を 用い た 低 圧 代 替 注 水系
（常設）による原子炉注水の調整操作

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

【1人】
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

【1人】
A

−

通 常水 位 ＋6.5m到 達

格納 容器 圧力 310kPa［gage］ 到達

原子 炉水 位 を原 子炉 水位 低 （レ ベル ３ ） 設定 点か ら 原子 炉水 位高 （ レベ ル８ ） 設 定点 の間 に 維持

格納 容器 ス プレ イ中 ，適 宜 状態 監視

注水 開始 後 ，適 宜原 子炉 水 位調 整

●代 替 循環 冷却 系 に よる原 子 炉 注水操 作
代替循環冷却系による原子炉注
水操作及び格納容器除熱操 作

通 常水 位 ＋5.5m到 達

解析上考慮 しない
代替 循環 冷却 系の みで 状態
維持 が可 能な 場合 は， 常設−

低圧 代替 注水 系ポ ンプ を用●代 替 循環 冷却 系 に よる格 納 容 器除熱 操 作

格納 容器 ス プレ イ中 ，適 宜 状態 監視

いた低圧代 替注水系（ 常設）による注水 を停止す る

原子炉満水 操作

【1人】
A

−

−

● 常 設 低 圧 代 替 注 水系 ポ ン プ を 用い た 低 圧 代 替 注 水系
（常設）による原子炉注水の流量増加操作

原子 炉水 位 を可 能な 限り 高 く維 持

●常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注
水操作
使用済 燃料 プー ルの冷却操作

格納容器圧力逃がし装置による
格納容器減圧及び除熱の準備操作
格納容器圧力逃がし装置による
格納容器減圧及び除熱操作（サ プ
レッション・チ ェンバ側）
可搬型 代替 注水 中型ポン プを 用い た
低圧代替注水系（可搬 型） の起 動
準備操作

西側淡水貯水設
備を水源とした可搬型代替注水中型ポンプによる代替淡水貯槽への補給操 作

【1人】
A−

●緊急用海水系による海水通水の系統構成操作及び起動
操作

20 分

●代替燃料プール冷却系の起動操作

15 分
5分

−

−

●格 納 容器 圧力 逃 が し装置 に よ る格納 容 器 減圧 及 び除
熱 の準 備操 作 （中 央 制御 室で の 第一 弁 操 作 ）−【2人 】＋ 1人
C,D,E−●第 一 弁現 場操 作 場 所への 移 動●格 納 容器 圧力 逃 が し装置 に よ る格納 容 器 減圧 及 び除
熱 の準 備操 作 （現 場 での 第一 弁 操作 ）

【1人】
A

−

−

●格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作（中央制御室での第二弁操作）

−

−

3人
（参集）

●第二弁現場操作場所への移動●格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作（現場での第二弁操作）

−

−

8人
a〜h

●可搬型代替注水中型ポンプの移動，ホース敷設等の操
作

−

−

【8人】
a〜h

●可搬型代替注水中型ポンプの移動，ホース敷設等の操
作

−

−

【2人】
a,b

●可搬型代替注水中型ポンプの起動操作及び水源補給操作

タンクローリによる燃料給油操作−

必要要員合計2人
A,B−

解析上考慮 しない
スロッシングによる水位低下がある場合は代替燃
料プール冷却系の起動までに実施す る

適宜 実施

−

【1人】
A

2人
（参集）

解析上考慮 しない
約 25 時 間 後 ま で に 実 施 す
る

125 分

解析上考慮 しない

格納 容器 ベ ント 実施 後， 適 宜状 態監 視
75 分

170 分

●可搬型設備用軽油タンクからタンクローリへの給油操作

代替淡水貯槽の枯渇までには十分な 時間があ る

180 分

適宜 実施

代替淡水貯槽の残量に応じて適宜補 給を実施 する

タンクローリ残量に応じて適宜軽油タンクから給
油

90 分

適宜 実施

8人 a〜h及び参集5人

第 2.1−3 図

解析上考慮 しない

解析上考慮 しない

●可搬型代替注水中型ポンプへの給油操作

3人
C,D,E

解析上考慮 しない

高圧・低圧注水機能喪失の作業と所要時間（2／2）

2.1-40

10

逃がし安全弁（安全弁機能）の開閉による圧力制御（最高値：約 7.79MPa[gage]）
逃がし安全弁（自動減圧機能）
7 個による手動減圧（25 分）

8

原子炉圧力

6

MPa[abs]）(MPa[abs])

主蒸気隔離弁閉止による圧力上昇

4

2

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）

第 2.1−4 図

原子炉圧力の推移
再冠 水以 降の 蒸気 発生 に伴 うボ イ ド
率変化に応じた二相水位の変化

20

原子炉水位（シュラウド内外水位）

原子炉水 位（シュラウ ド内外水位）

逃がし安全弁（安全弁機能）から原子炉減圧に伴う減圧の蒸気の流出による水位の低下
沸騰による水位上昇（25 分）
シュラウド内（炉心上部プレナム） ※ １

15

原子炉減圧に伴う蒸気流出
による水位低下
レベル 8
レベル 3

シュラウド外

10

レベル 2

注水開始後
徐々に水位が回復

レベル 1
燃料有効長頂部

シュラウド内（平均出力燃料集合体） ※ １ ※ ３
再冠水過程における露出と冠水の繰り返しによるボイド率の増減

5

燃料有効長底部

シュラウド内（炉心下部プレナム） ※ １（ｍ）

注水された未飽和水により炉心下部プレナムのボイド率が低下し，二相水位による満水が維持できなくなる
ため，水位が形成される

(m)
0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）

第 2.1−5 図

原子炉水位（シュラウド内外水位）の推移 ※２※１

ＳＡＦＥＲでは炉心シュラウド内側を下から炉心下部プレナム，炉心，炉心上部プレナムの領域に分け水位を計算している。事象発生 30〜40 分程度では炉心上部プレナムについては下限の水位（ノード内水位なしの状態），事象発生 30 分程度までは平均出力燃料集合体及び炉心下部プレナムについては，上限の水位（ノード内の満水状態）が示されている。例えば，炉心上部プレナムの水位を「下限の水位」と表現しているのは，その領域の冷却材が完全になくなった状態を示し，炉心部又は平均出力燃料集合体と炉心下部プレナムの水位を「上限の水位」と表現しているのは，各々の領域が満水となっている状態を示している。
なお，図の点線は炉心上部プレナム，実線は平均出力燃料集合体，一点破線は炉心下部プレナムそれぞれの領域の水位を示す。
※２ シュラウド内外水位はボイドを含む場合は二相水位を示しており，二相水位評価の範囲としてボイド率を0.9 と制限している。
（蒸気単相を仮定している蒸気ドームを除く各領域では，水と蒸気の質量及び二相混合相のボイド率が計算され，二相混合体積から二相水位を求めている。ボイド率が 1.0 となるまで二相混合体
積を計算し続けると，水がほぼない状態でも，二相混合体積（水位）として扱われるため水位を高めに評価することとなる。）※３ 「燃料被覆管温度計算の観点から，集合体初期出力を保守的な設定とした燃料集合体」として高出力燃料集
合体もモデル化している。
（付録 3 重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コードについて 第 1 部 ＳＡＦＥＲ
コード 3.3 解析モデル 3.3.1 熱水力モデル (1) ノード分割 ⑨ノード 9：燃料集合体 参照）

2.1-41

1000

800

注水流量

常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替
注水系（常設）による注水（原子炉水位低（レベル３）設定点から原子
炉水位高（レベル８）設定点の間に維持する
よう注水）

600

(m ３ ／h)
）
400

200

0
0

10

20

30

40

50

60

50

60

事故後の時間（min）

第 2.1−6 図

注水流量の推移3000
逃がし安全弁(自動減圧機能)
7 個開放による手動減圧（25 分）

2500

蒸気流量

2000

1500

逃がし安全弁（安全弁機能）（原子炉圧力制御）

(t／h)
1000

500

0
0

10

20

30

40

事故後の時間（min）

第 2.1−7 図

逃がし安全弁からの蒸気流量の推移

2.1-42

500

原子炉圧力 容器内の保有水 量（ｔ）(t)

逃がし安全弁（自動減圧機能）
7 個開放による水量減少（25 分）

400

逃がし安全弁（安全弁機能）の圧力制御による水量減少

300
常設低圧代替注水系ポンプを用いた
低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の開始による水量回復

200

100

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）

第 2.1−8 図

原子炉圧力容器内の保有水量の推移

1200

1000

燃料被覆 管温度(℃)

燃料被覆管最高温度発生（約 338℃，約 35 分）（発熱部 10 分割中，下から 9 番目の位置）

原子炉スクラム後の出力低下及び減圧に伴う冷却材飽和温度低下により燃料被覆
管温度が低下800

600
原子炉減圧による飽和温度の低下（25 分）

炉心再冠水により飽和温度付近まで低下

400

200
炉心露出による燃料被覆管温度上昇

0
0

10

20

30

40

事故後の時間（min）

第 2.1−9 図

燃料被覆管温度の推移

2.1-4350

60

1.0E+6
核沸騰冷却（ボイド率に対応した値）

蒸気冷却

核沸騰冷却
（再冠水後）

1.0E+5

熱伝達係数

遷移沸騰冷却
膜沸騰冷却(冠水時)
噴霧流冷却(露出時)

1.0E+4

ボイド率増加に伴う熱伝達係数低下

1.0E+3
２
(W／(m
・K))
K)）
1.0E+2

1.0E+1
燃料被覆管最高温度
発生位置露出1.0E+001020

燃料被覆管最高温度
発生位置再冠水

30

40

50

60

事故後の時間（min）

第 2.1−10 図

燃料被覆管最高温度発生位置における熱伝達係数の推移

1.2
燃料被覆管最高温度
発生位置露出燃料被覆管最高温度
発生位置再冠水

1

ボイド率

0.8

0.6

逃がし安全弁（安全弁機能）
開閉によるボイド率増減(−)

再冠水過程における露出と冠水の繰り返しによるボイド率の増減

0.4

0.2
原子炉減圧に伴うボイド率増加（25 分）

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）

第 2.1−11 図

燃料被覆管最高温度発生位置におけるボイド率の推移

2.1-441.2

1
減圧率の低下に伴う 下部プレナムでの水位形成の繰り返しに伴いボイド率が変化
ボイド率減少

ボイド率

0.8

0.6

(−)

逃がし安全弁（安全弁）開閉によるボイド率増減

0.4

0.2
原子炉減圧に伴うボイド率増加（25 分）

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）

第 2.1−12 図

平均出力燃料集合体のボイド率の推移

1.2

1

ボイド率

下部プレナムでの水位形成により炉心部の冷却材が落下しボイド率が増加

0.8

減圧率の低下によるボイド率減少0.6

原子炉減圧に伴うボイド率増加（25 分）

(−)
0.4

0.2

0
0

10

20

30

40

50

事故後の時間（min）

第 2.1−13 図

炉心下部プレナム部のボイド率の推移

2.1-4560

10000
GEMP731
ORNL3626
ORNL3626(照射)燃 料被 覆管 の最 高温 度 及 び
円周方向応力の最高値

GEMP683
GEVNC(0.56℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(2.8 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(5.6 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(0.56℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

1000

GEVNC(2.8 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

円 周 方 向 の 応 力

GEVNC(5.6 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)
NUREG-0630,DATA F(ORNL)NUREG-0630,DATA H(KfK FABIOLA)NUREG-0630,DATA I(ORNL)NUREG-0630,DATA J(KfK)
KfK(0.8〜1.6K/s)(REBEKA Single Rod)JNES(内圧破裂試験)

100

NFI他(内圧破裂試験)

ベストフィット曲線
平均値−２σ曲線(N／mm２ )(N/mm2)
10

1
0

100

200

300

400

500

600

700

800

900

1000

1100

1200

1300

1400

1500

1600

燃 料 被 覆 管 温 度 (℃)

第 2.1−14 図

燃料被覆管破裂が発生した時点の燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係

2.1-46

格納容器圧力 279kPa[gage]到達に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を実施（約 14 時間）
0.8
ドライウェルサプレッション・チェンバ

格納容器圧 力

格
納
容
器
圧
力

0.6

原子炉注水の起動／停止の繰り返しに伴う蒸気発生量の増減により，格納容器への放熱量が変動しサプレッション・チェンバ圧力が変動する。また，
ベント管真空破壊装置の作動によりドライウェル圧力もこれに追従する。
0.4

格納容器圧力 310kPa[gage]到達にて格納容器ベントを実施（約 28 時間）
最高圧力：約 0.31MPa[gage]（約 28 時間）(MPa[gage])(MPa[gage])

ベント管の水没長さ分の水頭圧によるドライ
ウェルとサプレッション・チェンバの圧力差

0.2

0
0

24

原子炉減圧に伴う格納容器
圧力上昇

48

72

格納容器雰囲気温 度

格
納
容
器
温
度

144

168

JOB No.MA47BNT2TQUVGG9E001

格納容器圧力の推移

ド ラ イ ウェ ル温 度 は以 下 により 初 期 温度 から
ドライウェル
急激に上昇する・主蒸気隔離弁の閉止による原子炉圧力及びサプレッション・チェンバ
原子炉内飽和温度の上昇
・ドライウェル内ガス冷却装置の停止
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）作動による温度上昇の抑制
ドライウェル雰囲気温度は，原子炉注水の起動／停止の繰り返しに伴う蒸気発生量の増減により，格納容器への放熱量が変動することから上下する

200

(℃)

(℃)

120

サプレッション・チェンバ側からの格納容器ベントのためドライウ
ェルに比べて圧力低下が早い

第 2.1−15 図

300

96

事故後の時間(h)格納容器ベントによる温度低下
最高温度：約 143℃（約 28 時間）
原子炉減圧に伴い原子炉内飽和温度が低下することで，圧力容器壁面（内表面）温度が低下し，熱伝導の遅れを伴って，圧力容器外表面の温度も低下することで，格納容器気相部温度が低下する。また，格納容器気相部から壁面への伝熱により，格納容器気相部温度が低下する

100

0
0

24

48

72

96

120

144

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TQUVGG9E001

原子炉減圧に伴い，原子炉内の蒸気が流入することによる温度上昇

第 2.1−16 図

格納容器雰囲気温度の推移

2.1-47168

20

格納容器ベント実施（約 28 時間）
15通常水位＋6.5m（約 13.5m）
通常水位＋5.5m（約 12.5m）
サプレッション・プール通常水位＋6.5m 到達に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）停止(約 27 時間)
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）作動（約 14 時間）

10ー

サプレッシ ョン・ プール水位

ベントライン（約 15m）
サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ

ル
水
位

5

外部水源である常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替
注水（常設）による原子炉注水により逃がし安全弁を介し原子炉内の蒸気が流入するため水位が上昇

（m）

(m)
0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TQUVGG9E001

第 2.1−17 図

サプレッション・プール水位の推移

300

サプレッション・ プール水温度

格納容器ベントによる圧力低下により飽和温度が低下（約 28 時間）

200

最高温度：約 139℃（約 29 時間）

ー

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ

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）作動（約 14 時間）

ル
水
温
度

100

(℃)
（℃）

逃がし安全弁を介し原子炉内の蒸気が流入することで水温が上昇
0
0

24

48

72

96

120

144

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TQUVGG9E001

第 2.1−18 図

サプレッション・プール水温度の推移

2.1-48168

第 2.1−1 表
操作及び確認

高圧・低圧注水機能喪失における重大事故等対策について（1／5）
手

順

常設設備

・原子炉がスクラムしたことを確認する。

−

高圧注水機能喪失の確認

・原子炉水位が，原子炉水位異常低下（レベル２）設定点に到達したことを確認する。
・高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の自動起動に失敗したことを確認する。
・高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の手動起動操作を実施し，手動起動に失敗したことを確認する。
・これらにより，高圧注水機能喪失と判断する。
・主蒸気隔離弁が閉止し，逃がし安全弁（安全弁機能）により原子炉圧力が制御されていることを確認する。
・再循環系ポンプがトリップしたことを確認する。
・高圧注水機能喪失の確認後，一連の操作として高圧代替注水系の系統構成操作及び起動操作を実施する。
・高圧注水機能喪失の確認及び高圧代替注水
系の起動操作の失敗後，一連の操作として
低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）の手動起動操作を実施し，手動起動に失敗したことを確認する。

主蒸気隔離弁 ＊ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循
環系ポンプトリップ機能）
逃がし安全弁（安全弁機能） ＊

2.1-49原子炉スクラムの確認

高圧代替注水系の起動操作

低圧注水機能喪失の確認＊

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
−
平均出力領域計装 ＊起動領域計装 ＊−原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
高 圧炉心 スプレイ系系 統流 量＊

原 子炉隔 離時冷却系系 統流 量＊

原子炉圧力 ＊
原子炉圧力（ＳＡ）

高圧代替注水系
サプレッション・
チェンバ ＊−−

高圧代替注水系系統流量−

低 圧炉心 スプレイ系 ポ ンプ 吐出圧力 ＊残 留熱除 去系ポンプ吐 出圧 力＊

：有効性評価上考慮しない操作
既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 2.1−1 表
操作及び確認

高圧・低圧注水機能喪失における重大事故等対策について（2／5）
手

順

常設設備
・高圧炉心スプレイ系，原子炉隔離時冷却系， −低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）の回復操作を実施する。
常 設 低 圧 代 替 注 水 系 ポ ン プ を ・低圧注水機能喪失の確認後，常設低圧代替 常 設 低 圧 代 替 注 水
注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常 系ポンプ
用いた低圧代替注水系（常設）の起動操作設）を起動する。
代替淡水貯槽・外部電源が喪失している場合は，常設代替 常 設 代 替 高 圧 電 源
高圧電源装置を起動し，緊急用母線を受電 装置
軽油貯蔵タンクする。
可 搬 型 代 替 注 水 中 型 ポ ン プ を ・低圧注水機能喪失の確認後，可搬型代替注 西側淡水貯水設備
用いた低圧代替注水系（可搬水中型ポンプ準備，ホース敷設等を実施す型）の起動準備操作る。
逃がし安全弁（自動減圧機能） ・常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代 逃 が し 安 全 弁 （ 自替注水系（常設）の起動操作の完了後，逃 動減圧機能） ＊の手動による原子炉減圧操作がし安全弁（自動減圧機能）7 個を手動開放 非 常 用 窒 素 供 給 系することにより，原子炉減圧操作を実施す 高圧窒素ボンベる。
・原子炉水位が燃料有効長頂部を下回った場
合は，炉心損傷がないことを継続的に確認する。
高圧注水機能及び低圧注水機
能の回復操作

2.1-50＊

重大事故等対処設備
可搬型設備
−
−

計装設備

−

常設 低圧 代替注水系 ポンプ吐出圧力
緊急用Ｍ／Ｃ電圧

可搬型代替注水中型ポンプ−−

原子炉圧力 ＊
原子炉圧力（ＳＡ）
格 納容器 雰囲気放射線 モニ タ
（Ｄ／Ｗ） ＊
格 納容器 雰囲気放射線 モニ タ（Ｓ／Ｃ） ＊

：有効性評価上考慮しない操作
既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 2.1−1 表
操作及び確認
原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（常設））

代替循環冷却系による原子炉
注水操作及び格納容器除熱操作

高圧・低圧注水機能喪失における重大事故等対策について（3／5）

2.1-51

重大事故等対処設備
常設設備
可搬型設備
計装設備
・原子炉減圧により常設低圧代替注水系ポン 常 設 低 圧 代 替 注 水 −原子炉水位（広帯域） ＊プを用いた低圧代替注水系（常設）からの 系ポンプ
原子炉水位（燃料域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉注水が開始され，原子炉水位が回復 代替淡水貯槽
原子炉水位（ＳＡ燃料域）したことを確認する。
常設代替高圧電源
低 圧代替 注水系原子炉 注水 流
・原子炉水位回復後は，原子炉水位を原子炉 装置
量
水位低（レベル３）設定点から原子炉水位 軽油貯蔵タンク
代替淡水貯槽水位
高（レベル８）設定点の間に維持する。
・海水系による冷却水供給が確保された時点 緊急用海水系−
ドライウェル圧力 ＊で代替循環冷却系を起動し，原子炉注水を 代 替 循 環 冷 却 系 ポ
サ プレッ ション・チェ ンバ 圧
実施する。
ンプ
力＊
・格納容器圧力が 245kPa［gage］に到達した 常 設 代 替 高 圧 電 源
緊 急用海 水系流量（残 留熱 除
場合は，代替循環冷却系による格納容器ス 装置
去系熱交換器）
プレイ操作を実施する。
軽油貯蔵タンク
代 替循環 冷却系流量原 子炉 注
サプレッション・
水流量＊
チェンバ
代 替循環 冷却系格納容 器ス プ
レイ流量
：有効性評価上考慮しない操作＊ 既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの
手順

第 2.1−1 表
操作及び確認

高圧・低圧注水機能喪失における重大事故等対策について（4／5）
手順

2.1-52

常 設 低 圧 代 替 注 水 系 ポ ン プ を ・格納容器圧力が 279kPa[gage] 又はドライウ
ェル雰囲気温度がドライウェル設計温度で用いた代替格納容器スプレイある 171℃に近接したことを確認する。
冷 却 系 (常 設 )に よ る 格 納 容 器
冷却操作
・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を実施する。
・サプレッション・プール水位が，通常水位＋5.5m に到達した時点で，格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作の準備を実施する。
・サプレッション・プール水位が，通常水位＋6.5m に到達した時点で，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を停止する。
格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 に よ ・原子炉満水操作として，原子炉水位を可能る格納容器減圧及び除熱操作
な限り高く維持する。
（ サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ ン バ ・格納容器圧力が 310kPa［gage］に到達した側）
ことを確認し，サプレッション・チェンバ側から格納容器圧力逃がし装置による格納
容器減圧及び除熱操作を実施する。
・なお，格納容器圧力逃がし装置が使用できない場合には，耐圧強化ベント系による格
納容器減圧及び除熱操作が可能である。
＊

常設設備
常設低圧代替注水系ポンプ
代替淡水貯槽
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
−
ドライウェル圧力 ＊ドライウェル雰囲気温度 ＊サ プレッ ション・チェ ンバ 圧
力＊
低 圧代替 注水系格納容 器ス プ
レイ流量
代替淡水貯槽水位
サプレッション・プール水位 ＊原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
低 圧代替 注水系原子炉 注水 流量

ドライウェル圧力 ＊サ プレッ ション・チェ ンバ 圧
力＊
サプレッション・プール水位 ＊格 納容器 雰囲気放射線 モニ タ
（Ｄ／Ｗ） ＊
格 納容器 雰囲気放射線 モニ タ（Ｓ／Ｃ） ＊フ ィルタ 装置出口放射 線モ ニタ（高レンジ・低レンジ）
既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの
格納容器圧力逃がし装置耐圧強化ベント系−

第 2.1−1 表
操作及び確認
可搬型代替注水中型ポンプによる水源補給操作

タンクローリによる燃料給油操作
使用済燃料プールの冷却操作

高圧・低圧注水機能喪失における重大事故等対策について（5／5）
手順

2.1-53・水源補給のための可搬型代替注水中型ポン
プの移動，ホース敷設等を実施する。
・代替淡水貯槽の残量に応じて，可搬型代替
注水中型ポンプにより西側淡水貯水設備から代替淡水貯槽に水源補給操作を実施する。
・タンクローリにより可搬型設備用軽油タン
クから可搬型代替注水中型ポンプへの燃料給油を実施する。
・代替燃料プール冷却系等を用いて使用済燃料プールへの注水及び冷却を実施する。

常設設備
代替淡水貯槽西側淡水貯水設備

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
可搬型代替注 代替淡水貯槽水位
水中型ポンプ

可搬型設備用軽油
タンク

タンクローリ

−−−−：有効性評価上考慮しない操作

第 2.1−2 表
項

主要解析条件（高圧・低圧注水機能喪失）（1／5）

初期条件

2.1-54目

主要解析条件

解析コード

原子炉側：ＳＡＦＥＲ
格納容器側：ＭＡＡＰ

本重要事故シーケンスの重要現象を評価できる解析コード

原子炉熱出力3,293MW

定格熱出力を設定

原子炉圧力（圧力容器ドーム部）

6.93MPa[gage]

定格圧力を設定

原子炉水位

通常運転水位（セパレータ
スカート下端から＋126 ㎝）

通常運転水位を設定

炉心流量48,300t／h

定格流量を設定

炉心入口温度

約 278℃

熱平衡計算による値

炉心入口サブクール度

約 9℃

熱平衡計算による値

燃料

９×９燃料（Ａ型）

燃料棒最大線出力密度44.0kW／m

原子炉停止後の崩壊熱

ANSI／ANS-5.1-1979（燃焼度 33GWd／t）

格納容器圧力5kPa[gage]

格納容器雰囲気温度

57℃

条件設定の考え方

９×９燃料（Ａ型）と９×９燃料（Ｂ型）は，熱水力的な特性はほぼ同等であり，その他の核的特性等の違いは燃料棒最大線出力密度の保守性に包含されることから，代表的に９×９燃料（Ａ型）を設定
初期の燃料棒線出力密度が大きい方が燃料被覆管温度の観点で厳しい設定となるため，保安規定の運転上の制限における上限値を設定
崩壊熱が大きい方が原子炉水位低下及び格納容器圧力上昇の観点で厳しい設定となるため，崩壊熱が大きくなる燃焼度の高い条件として，1 サイクルの運転期間（13 ヶ月）に調整運転期間（約 1 ヶ月）を考慮した運転期間に対応する燃焼度を設定（通常運転時においてサイクル末期の炉心平均燃焼度
が 33GWd／t 以下となるよう燃料を配置する。）
格納容器圧力の観点で厳しい高めの設定として，通常運転時の圧力を包含す
る値を設定
ドライウェル内ガス冷却装置の設計温度を設定

第 2.1−2 表
項目

主要解析条件（高圧・低圧注水機能喪失）（2／5）

主要解析条件

初期条件

格納容器体積5,700m３（ドライウェル）格納容器体積
空間部：4,100m３（サプレッション・チェンバ） 液相部：3,300m３
6.983m
サプレッション・プール
水位（通常水位−4.7cm）
サプレッション・プール
32℃
水温度

条件設定の考え方
設計値を設定サプレッション・プールでの圧力抑制効果が厳しくなる少なめの水量として，保安規定の運転上の制限における下限値を設定
サプレッション・プールでの圧力抑制効果が厳しくなる低めの水位として，
保安規定の運転上の制限における下限値を設定
サプレッション・プールでの圧力抑制効果が厳しくなる高めの水温として，保安規定の運転上の制限における上限値を設定

2.1-55
事故条件

ベント管真空破壊装置
作動差圧

3.45kPa（ドライウェル−サプレ
ッション・チェンバ間差圧）

設計値を設定外部水源の水温35℃

格納容器スプレイによる圧力抑制効果の観点で厳しい高めの水温として，年間の気象条件変化を包含する高めの水温を設定

起因事象

給水流量の全喪失

運転時の異常な過渡変化の中で原子炉水位の低下が早く，炉心損傷までの余裕時間が短い給水流量の全喪失を設定

安全機能の喪失に対する仮定

高圧注水機能喪失
低圧注水機能喪失

外部電源

外部電源あり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
原子炉スクラムが原子炉水位低（レベル３）信号にて発生し，再循環系ポン
プトリップが原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて発信するため，原子炉水位の低下が大きくなることで，炉心の冷却の観点で厳しくなる外部電源ありを設定

第 2.1−2 表
項

主要解析条件（高圧・低圧注水機能喪失）（3／5）

目

主要解析条件

条件設定の考え方

原子炉スクラム

原子炉水位低（レベル３）信号（遅れ時間：1.05 秒）

設計値を設定主蒸気隔離弁

原子炉水位異常低下（レベル２）信号で閉止設計値を設定ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環系ポンプ
トリップ機能）原子炉水位異常低下（レベル２）信号で全台トリップ

設計値を設定重大事故等対策に関連する機器条件

2.1-56

設計値を設定（原子炉圧力制御時）
なお，安全弁機能は逃がし弁機能に比べて原子炉圧力が高め
安全弁機能
7.79MPa［gage］×2 個，385.2t／h（1 個当たり） に維持され，原子炉減圧操作時に原子炉圧力が所定の圧力に8.10MPa［gage］×4 個，400.5t／h（1 個当たり） 到達するまでの時間が遅くなるため，事象発生初期において8.17MPa［gage］×4 個，403.9t／h（1 個当たり） 高圧注水機能が喪失し低圧注水機能を用いて原子炉注水を8.24MPa［gage］×4 個，407.2t／h（1 個当たり） 実施する事故シーケンスにおいては，評価項目に対して厳し
8.31MPa［gage］×4 個，410.6t／h（1 個当たり） い条件となる（原子炉手動減圧操作時）
逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個を開放することによる原子炉減圧＜原子炉圧力と逃がし安全弁蒸気流量の関係＞

逃がし安全弁

逃がし安全弁の設計値に基づく原子炉圧力と蒸気流量の関係から設定

第 2.1−2 表
項目

主要解析条件（高圧・低圧注水機能喪失）（4／5）
主要解析条件

条件設定の考え方

炉心冷却性の観点で厳しい設定として，機器設計上の最小要求値である最小流量特性を設定

2.1-57＜常設低圧代替注水系ポンプ 2 台による注水特性＞
4.0

3.0

低圧代替注水系（常設）（原子炉注水単独時）
最小流量特性（2 台）
・注水流量：0m３ ／h〜378m３ ／h
・注水圧力：0MPa[dif]〜2.38MPa[dif]原子炉圧力（MPa[dif]）

重大事故等対策に関連する機器条件

原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）設定点まで回復した以降は原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設
定点の範囲に維持

2.0

1.0

0.0
0

100

200

300

400

500

流量（m3 /h）

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）

格納容器圧力逃がし装置（原子炉注水と格納容器スプレイ併用時）
設計に基づき，併用時の注入先圧力及び系統圧損を考慮しても確保可能な流量を設定
・注水流量：230m３ ／h（一定）
格納容器圧力が 217kPa[gage]に到達した場合は停止し，279kPa[gage]に到達した場合に再開し， サプレッション・プール水位の上昇が早くなり，格納容器圧
サプレッション・プール水位が通常水位＋6.5m 力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作までの操作
時間余裕の観点で厳しい条件として，運転手順の流量調整範に到達した場合に停止する。
囲（102m３ ／h〜130m３ ／h）における上限を設定
３
スプレイ流量：130m ／h（一定）
排気流量：13.4kg／s
格納容器減圧特性の観点で厳しい設定として，機器設計上の（格納容器圧力 310kPa[gage]において）最低要求値である最小流量特性を設定

第 2.1−2 表
項目

主要解析条件（高圧・低圧注水機能喪失）（5／5）
主要解析条件2.1-58

重 大 事 故 等 対 策 に 関連 す る 操 作 条 件

逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（常設低圧代替注水系ポンプ 事象発生から 25 分後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
格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作（サプレッション・チェンバ側）

条件設定の考え方
運転手順に基づき，高圧・低圧注水機能喪失を確認し，常設
低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動操作が完了した時点で原子炉減圧操作を実施するため，外部電源がない場合も考慮し，状況判断，高圧注水機能喪失の確認，解析上考慮しない高圧代替注水系の起動操作，低圧注
水機能喪失の確認，常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注
水系（常設）の起動操作及び逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作に要する時間を考慮して設定

格納容器圧力279kPa[gage]到達時

運転手順に基づき格納容器ベント実施基準である格納容器
最高使用圧力（310kPa[gage]）に対する余裕を考慮して設定

格納容器圧力310kPa[gage]到達時

運転手順に基づき，格納容器最高使用圧力を踏まえて設定

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

1.

燃料集合体初期出力の燃料被覆管最高温度への影響の整理
事故シーケンスグループ「高圧・低圧注水機能喪失」等において，平均出力燃料集合体で燃料被覆管最高温度が発生する理由は，以下のように整理できる。

・注水設備の観点からは，これらの事故シーケンスでは事象発生後，早期に低圧代替注水系（常設）を用いた原子炉注水を行うため，原子炉水位の低下により平均出力燃料集合体及び高出力燃料集合体は一部露出するものの
高出力燃料集合体が過度に露出することはない。平均出力燃料集合体と高出力燃料集合体は，上下プレナム間差圧が均等になるよう集合体入口流量が分配されるため，初期の燃料集合体出力が高く，発生するボイドの割合が大きい高出力燃料集合体では，二相水位としては高めとなり，燃料被覆
管温度が最大となる位置においても炉心の露出時間が長期間とならないことから，燃料被覆管温度の上昇が抑制される。
・崩壊熱の観点からは，設計基準事故のＬＯＣＡ解析と比較して，これらの事故シーケンスは事故後時間が経過しているため崩壊熱が十分低下しており，平均出力燃料集合体と高出力燃料集合体の燃料棒1本当たりの出力の差（絶対値）は，事故直後に比べて小さくなり，温度上昇率の差が小さくなる。このため，二相水位が低いことにより炉心露出期間が長くなる平均出力燃料集合体における燃料被覆管温度が高くなる傾向となる。

2.

燃料集合体初期出力に対する燃料被覆管最高温度の感度解析
燃料集合体初期出力の燃料被覆管最高温度への影響を確認するため，第 1
表に示すとおり，代表的な事故シーケンスについて，高出力燃料集合体の初添付 2.1.1-1

期出力を変化させた場合の燃料被覆管最高温度に関する感度解析を実施した。
なお，燃料棒の線出力密度については，初期出力に比例して変化させている。
第 1 図に，燃料集合体初期出力と燃料被覆管最高温度の関係を示す。高圧
注水・減圧機能喪失では，申請解析条件での高出力燃料集合体初期出力の場合において燃料被覆管最高温度が最も高くなり，高圧・低圧注水機能喪失及びＬＯＣＡ時注水機能喪失では，いずれの高出力燃料集合体初期出力の場合においても，ほぼ同等の燃料被覆管最高温度となっている。
以上から，高圧・低圧注水機能喪失等において，平均出力燃料集合体の燃料被覆管最高温度を代表としても問題とならない。

添付 2.1.1-2

第 1表

高出力燃料集合体初期出力と燃料被覆管最高温度の関係

事故シーケンス
高 圧・低 圧 注 水 機
能喪失

約 8. 7M W
約 6. 0M W

高 圧 注 水・減 圧 機
能喪失

約 4. 3M W
約 8. 7M W
約 6. 0M W

ＬＯＣＡ時注水機能喪失

約 4. 3M W
約 8. 7M W
約 6. 0M W

高出力燃料集合体初期出力
申請解析条件
申請解析と平均出力燃料集合体初期出力の中間平均出力燃料集合体初期出力と同等
申請解析条件
申請解析と平均出力燃料集合体初期出力の中間平均出力燃料集合体初期出力と同等
申請解析条件
申請解析と平均出力燃料集合体初期出力の中間平均出力燃料集合体初期出力と同等

約 4. 3M W

燃料被覆管最高温度（℃）

1000
申請解析条件900
800

高圧・低圧注水機能喪失（高出力燃料集合体）
高圧注水・減圧機能喪失（高出力燃料集合体）
ＬＯＣＡ時注水機能喪失（高出力燃料集合体）
高圧・低圧注水機能喪失（平均出力燃料集合体）
ＬＯＣＡ時注水機能喪失（平均出力燃料集合体）

700
600
500
400
300
200
100
0
4

5

6

7

8

9

燃料集合体初期出力（MW）

第 1図

燃料集合体初期出力に対する燃料被覆管最高温度の感度解析
結果

添付 2.1.1-3

平均出力燃料集合体

第 2図

高出力燃料集合体

原子炉水位挙動の例（高圧・低圧注水機能喪失）

添付 2.1.1-4

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）
高圧・低圧注水機能喪失時の安定状態については，以下のとおり。
原子炉安定停止状態：事象発生後，設計基準事故対処設備又は重大事故等対処
設備を用いた炉心冷却が維持可能であり，また，冷却のための設備がその後も機能維持でき，かつ，必要な要員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合に安定停止状態が確立されたものとする。
格納容器安定状態 ：炉心冷却が維持された後に，設計基準事故対処設備又は重大事故等対処設備を用いた格納容器除熱により格納
容器圧力及び温度が安定又は低下傾向に転じ，また，格納容器除熱のための設備がその後も機能維持でき，かつ，必要な要員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合に安定状態が確立されたものとする。
【安定状態の確立について】
原子炉安定停止状態の確立について
逃がし安全弁により原子炉減圧状態を維持し，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を継続することで，炉心の冷却は維持され原子炉安定停止状態が確立される。
格納容器安定状態の確立について
炉 心 冷 却 を 継 続 し ，事 象 発 生 の 約 28 時 間 後 に 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 等 を 用
いた格納容器除熱を実施することで，格納容器圧力及び雰囲気温度は安定又は低 下 傾 向 と な る 。 格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 は 150℃ を 下 回 る と と も に ， ド ラ イ ウ ェル雰囲気温度は，低圧注水継続のための逃がし安全弁の機能維持が確認されて
い る 126 ℃ を 上 回 る こ と は な く ， 格 納 容 器 安 定 状 態 が 確 立 さ れ る 。 な お ， 格 納
容器圧力逃がし装置等を用いた格納容器除熱を実施するが，敷地境界における実効線量は，本事故シーケンスとベントタイミングが同等であり，放射性物質の 減 衰 効 果 も 同 等 と な る 「 2 .6 Ｌ Ｏ Ｃ Ａ 時 注 水 機 能 喪 失 」の 評 価 結 果 6. 2×10
−１
mSv と 同 等 と な り ， ま た ， 燃 料 被 覆 管 の 破 裂 も 発 生 し な い こ と か ら ， 周 辺 公
衆に対して著しい放射線被ばくのリスクを与えることはない。
また，重大事故等対策時に必要な要員は確保可能であり，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
【安定状態の維持について】
上記の炉心損傷防止対策を継続することにより安定状態を維持できる。
また，代替循環冷却系又は残留熱除去系の復旧により除熱を行い，格納容器
ベントを閉止し格納容器を隔離することで，安定状態の更なる除熱機能の確保
及び維持が可能となる。
（別紙１）

添付 2.1.2-1

（別紙 1）
安定状態の維持について

1.

安定状態の維持に関する定量評価
サプレッション・プール水温度に関する長期間解析及び残留熱除去系の復旧に関する定量評価について以下に示す。

(1)

格納容器ベントを使用した場合のサプレッション・プール水温度に関する長期間解析
格納容器ベントを使用した場合の長期的なサプレッション・プール水温度の挙動を確認するため，運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故において格納容器ベントを実施する事故シーケンスのうち，サプレッション・プール水温度が高く推移する「崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）」について，サプレッション・プール水温度が約100℃に低下するまでの長期間解析を実施した。
第 1 図から第 4 図に格納容器圧力及び雰囲気温度，サプレッション・プ
ール水温度並びにサプレッション・プール水位の解析結果を示す。第 3 図に示すとおり，事象発生から 7 日後時点では，サプレッション・プール水
温度は最高使用温度の 104℃（格納容器設計条件を決定するための冷却材喪失事故時の解析結果での最高温度に余裕をもたせた温度）を上回ってい
るが，事象発生から 7 日以降の 100℃に低下するまでの全期間にわたって150℃を下回っている。トップヘッドフランジや機器搬入用ハッチに使用されている改良ＥＰＤＭ製シール材は一般特性として耐温度性は 150℃であることから，格納容器の放射性物質の閉じ込め機能は維持される。したがって，事故発生 7 日以降にサプレッション・プール水温度が最高使用温度を上回っていても格納容器の健全性が問題となることはない。
第 4 図に示すとおり，サプレッション・プール水位は，事象発生 30 日後
添付 2.1.2-2

において安定しており，緩やかな低下傾向となっている。これ以降も，仮にサプレッション・プールからの放熱が全て流入蒸気の凝縮に使われるとして計算した場合，サプレッション・プール水位がベントラインに到達するのは，事象発生から 1 年後程度となることから，長期間にわたって格納
容器圧力逃がし装置による格納容器除熱の継続が可能である（別紙 2）。
なお，実際には準備が完了した時点で，重大事故等対処設備である代替
循環冷却系及び緊急用海水系を用いた原子炉注水及び格納容器除熱に移行する。緊急用海水系及び代替循環冷却系の起動操作は，中央制御室からの遠隔操作により約 1 時間で実施可能であることから，第 5 図に示すとおり事象発生 7 日までに十分な時間余裕をもって完了することができる。

添付 2.1.2-3

0.8
ドライウェルサプレッション・チェンバ
格納容器圧力

0.6

格
納
容
器
圧
力

格納容器ベントによる圧力低下
0.4(MPa[gage])(MPa[gage])
0.2

0
0

72

144

216

288

360

432

504

576

648

720

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TW--GG9G004

第1図

格納容器圧力の推移（崩壊熱除去系機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））

300
ドライウェル格 納 容 器 雰 囲 気 温度

格
納
容
器
温
度

サプレッション・チェンバ

格納容器ベントによる温度低下

200

(℃)
(℃)
100

0
0

72

144

216

288

360

432

504

576

648

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TW--GG9G004

第2図

格納容器雰囲気温度の推移（崩壊熱除去系機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））
添付 2.1.2-4

720

300

サプレッション・プー
ール 水 温 度

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ
ル
水
温
度

格納容器ベントによる温度低下

200

104℃到達時間
約 334h

100

(℃)
（℃）

0
0

72

144

216

288

360

432

504

576

648

720

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TW--GG9G004

第3図

サプレッション・プール水温度の推移（崩壊熱除去系機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））

20

15

10

ー

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ

ル
水
位

5

（m）

0
0

72

144

216

288

360

432

504

576

648

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TW--GG3B001

第4図

サプレッション・プール水位の推移（崩壊熱除去系機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））
添付 2.1.2-5720

崩壊 熱 除去 機能 喪 失 （ 残留 熱 除去 系 が故 障 した 場 合）

経過 時 間（ 時間 ）
4

12

16

20

24

28

32

36

40

44

48

備 考

事象 発生

実施箇所・必要要員数

約2時間【 】は他作業後移動してきた要員

操作項目

8

サ プ レッ ショ ン ・プ ール 水 温度 65℃ 到達

操作の内容

約13時間

格納 容器 圧 力279kPa［gage］ 到達
約24時間

サプ レッ シ ョン ・ プー ル水 位
約27時間

当直 運 転員(中央 制 御 室 )当 直運 転員(現場 )重大 事 故等 対応 要 員(現場 )原子炉水位の調整操作(原子炉隔離時冷却系及
び高圧炉心スプレイ系)

【1人】
A

−

−

●原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系による原子炉注水の調整操作

常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替
注水系（常設）の起動操
作

【1人 】
A

−

−

●常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の系統構成操作及び起動操作

3分

逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作による
原子炉減圧

【1人 】
B

−

−

●逃がし安全弁（自動減圧機能）7弁の手動開放操作

1分

原子炉水位の調整操作(低圧代替注水系（常
設）)

【1人】
A

−

−

●常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の調整操作

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

【1人 】
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

通 常水 位 ＋5.5m到 達

サプ レッ シ ョン ・ プー ル水 位

約28時間

通 常水 位 ＋6.5m到 達

格納 容器 圧 力310kPa［gage］ 到達

サプレッショ ン・ プール熱容量制限 到達 までに実施

原子 炉水 位 を原 子炉 水 位低 （ レベ ル３ ） 設定 点か ら 原子 炉水 位 高（ レ ベル ８） 設 定点 の間 に 維持

格納 容器 ス プレ イ中 ， 適宜 状 態監 視

解析上考慮 しない
代替循環冷却系による原子炉注水操作及び格
納容器除熱 操作● 代替 循環 冷 却系 に よる 原 子 炉 注水 操作
【1人 】
A

−

注水 開始 後 ，適 宜原 子 炉水 位 調整

は，低 圧代替注 水系（常原子炉満水操作−−

格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱の 準備操作

格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作（サプレッション・チェ ンバ側）

【1人】
A

【1人 】
A

−

−

原子 炉水 位 を可 能な 限 り高 く 維持−−

【 2人 】 +1人
C,D,E

−

【1人 】
A

−

−

●緊急用海水系による海水通水の系統構成操作及び起動操作

20 分●代替燃料プール冷却系の起動操作

15 分● 格納 容器 圧 力逃 が し装 置 に よ る格 納容 器 減圧 及 び 除熱の 準 備
操作 （ 中央 制御 室 で の 第一 弁 操作 ）

−

3人
(参集 )

−

−

8人
a〜h

●可搬型代替注水中型ポンプの移動，ホース敷設等の操作−−【 2人 】
a,b

タンクローリによる燃
料給油操作

−

−

2人
（参 集 ）

必要要員合計

2人
A,B

3人
C,D,E

8人 a〜h及び参集5人格納 容器 ベ ント 実施 後 ，適 宜 状態 監視
75 分

解析上考慮 しない

180 分

適宜 実施

90 分
適宜 実施

●可搬型代替注水中型ポンプへの給油操作

第5図

解析上考慮 しない

125 分

●可搬型代替注水中型ポンプの移動，ホース敷設等の操作●可搬型設備用軽油タンクからタンクローリへの給油操作解析上考慮 しない
25時 間 後 ま で に 実 施 する

5分● 第一 弁現 場 操作 場 所へ の 移 動● 格納 容器 圧 力逃 が し装 置 に よ る格 納容 器 減圧 及 び 除熱の 準 備
操作 （ 現場 での 第 一 弁 操作 ）●格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作（中央制御室での第二弁操作）−

解析上考慮 しない
解析上考慮 しない
スロッシング によ る水
位低下がある 場合 は代
替燃料プール 冷却 系の起動までに 実施する

適宜 実施

−

●第二弁現場操作場所への移動●格納容器逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作（現場での第二弁操作）西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代替注
水中型ポンプによる代替淡水貯槽への補給操作る●常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の流量増加操作●常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作
使用済燃料プールの冷却操作設）による 注水を停 止す

格納 容器 ス プレ イ中 ， 適宜 状 態監 視

● 代替 循環 冷 却系 に よる 格 納 容 器除 熱操 作

【1人 】
A

代替循環冷却系のみで状態維持が可能な場合−

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）の作業と所要時間
添付 2.1.2-6

代替淡水貯槽 の枯 渇までには十分な 時間 があり，代替淡水 貯槽 の残量に応じて適 宜補 給を実施する
タンクローリ 残量 に応じて適宜軽油 タン クか
ら補給

(2)

残留熱除去系の復旧に関する定量評価
ここでは，残留熱除去系の復旧による安定状態の維持に関する定量評価として，崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）を例に残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の運転を実施した場合の長期間解析を実施した。
第 6 図から第 8 図に格納容器圧力，サプレッション・プール水温度及び水位の解析結果を，それぞれ事象発生の 14 日後まで示す。
第 7 図に示すとおり，サプレッション・プール水温度は事象発生の約 13
時間後に残留熱除去系による格納容器除熱を開始した以降に低下傾向となり，事象発生の 7 日後までに最高使用温度（104℃）を下回る。その後，事象発生の 7 日後に残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の運転を開始すると，除熱性能が向上し，第 6 図及び第 8 図に示すとおり，格納容器圧力及びサプレッション・プール水温度は大幅に低下する。
以上から，残留熱除去系の復旧により安定状態の更なる除熱機能の確保
及び維持が可能である。

添付 2.1.2-7

0.8
ドライウェルサプレッション・チェンバ

格納容器圧力

格
納
容
器
圧
力

0.6

格納容器スプレイによる
圧力低下
0.4

(MPa[gage])(MPa[gage])

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
運転開始
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）
運転開始（7 日後）

0.2

0
0

48

96

144

192

240

288

336

事故後の時間(h)第6図

格納容器圧力の推移

300

格納容器スプレイによる圧力低下

ドライウェルサプレッション・チェンバ

格
納
容
器
温
度

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
運転開始
200

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）
運転開始（7 日後）

(℃)
100

0
0

48

96

144

192

240

事故後の時間(h)第7図

格納容器雰囲気温度の推移

添付 2.1.2-8

288

336

300

サプレッション・プール水温度
ー

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ

ル
水
温
度

格納容器スプレイによる温度低下
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
運転開始

200

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）
運転開始（7 日後）
100

(℃)
（℃）

0
0

48

96

144

192

240

288

事故後の時間(h)第8図

サプレッション・プール水温度の推移

添付 2.1.2-9

336

2.

残留熱除去系の復旧方法について(1)

残留熱除去系の復旧方法及び予備品の確保について
残留熱除去系の機能喪失の原因によっては，大型機器の交換が必要となり復旧に時間かかる場合も想定されるが，予備品の活用やサイト外からの支援等を考慮すれば，1 ヶ月程度で残留熱除去系を復旧させることが可能である
場合もあると考えられる。
残留熱除去系の復旧に当たり，残留熱除去系海水系については，予備品を保有することで復旧までの時間が短縮でき，成立性の高い作業で機能回復できる機器であり，機械的故障と電気的故障の要因が考えられる残留熱除去系
海水系ポンプ電動機を予備品として確保し，重要安全施設との位置的分散を考慮し保管する。
（詳細は添付資料 1.0.3「予備品等の確保及び保管場所について」参照）
一方，残留熱除去系については，防潮堤等の津波対策及び原子炉建屋内の内部溢水対策により区分分離されていることから，複数の残留熱除去系が同時浸水により機能喪失することはないと考えられる。
なお，ある 1 系統の残留熱除去系の電動機が浸水し，当該の残留熱除去系が機能喪失に至った場合においても，残りの系統の残留熱除去系の電動機を接続することにより復旧する手順を準備する。

(2)

残留熱除去系の復旧手順について
炉心損傷又は格納容器破損に至る可能性のある事象が発生した場合に，災害対策要員が残留熱除去系を復旧するための手順を「アクシデントマネジメ
ント故障機器復旧手順ガイドライン」にて整備している。
本手順では，機器の故障個所，復旧に要する時間，炉心損傷あるいは格納容器破損に対する時間余裕に応じて「恒久対策」，「応急対策」，又は「代替対添付 2.1.2-10

策」のいずれかを選択するものとしている。具体的には，故障個所の特定と対策の選択を行い，故障個所に応じた復旧手順にて復旧を行う。

添付 2.1.2-11

（別紙 2）
長期間でのサプレッション・プール水位の挙動について

格納容器ベントを使用した場合の長期的なサプレッション・プール水位の挙動を確認するため，サプレッション・プールから原子炉建屋への放熱量の概算値からサプレッション・プール水位の上昇によるベントライン到達までの期間を算出した。

(1)

評価条件
サプレッション・プールから原子炉建屋への放熱の概要図を第 1 図に示すとともに，評価条件を以下に示す。なお，事象発生の 30 日後においては，
サプレッション・プール水及びサプレッション・チェンバ内の蒸気は飽和状態で平衡しており，温度差が非常に小さいことから，サプレッション・
プール上面からサプレッション・チェンバ空間部への放熱は考慮しない。

第1表
項

目

評価に使用するデータ一覧
値

備

サプレッション・プール内径（Ｒ １ ）

26.0m

設計値

サプレッション・プール外径（Ｒ ２ ）

29.6m

設計値

サプレッション・プールのコン
クリート厚さ（床面）(Ｄ １ )

5.0m

設計値

サプレッション・プールのコン
クリート厚さ（璧面）(Ｄ ２ )

1.8m

設計値

考

熱伝達率（水→コンクリート間）
2.0W／m２ ・℃（Ａ １ ）

伝熱工学資料第 5 版より

熱伝達率（コンクリート→空気間）（Ａ ２ ）2.0W／m２ ・℃

伝熱工学資料第 5 版よりコンクリートの熱伝導率（λ）

1.6W／m・℃

伝熱工学資料第 5 版より

添付 2.1.2-12

項目

値

備考

高温側の温度（Ｔ １ ）102℃

格 納 容 器 ベ ン ト を 使用 した 場 合 の 事
象発生 30 日後のサプレッション・プール水温（解析値）

低温側の温度（Ｔ ２ ）10℃

原子炉建屋換気系の設計温度下限値
なお，床面からの放熱先は地中となるが，本評価では簡易的に本温度を適用

潜熱（Ｅ）

2,251kJ／kg

水温 102℃の値

ベントライン高さ（Ｈ Ｖ ）

15.1m

設計値

サプレッション・プール水位（Ｈ Ｓ ）

12.8m

格 納 容 器 ベ ン ト を 使用 した 場 合 の 事
象発生 30 日後の水位（解析値）

単位長さ当たりのサプレッション・プール水量（Ｌ）

472m３

水位 6.983m 時の水量 3,300m３ （設計値）より算出

＜評価式＞①床面からの放熱量（Ｑ Ｆ ：単位 W）
Ｑ Ｆ ＝Ｋ Ｆ （Ｔ １ −Ｔ ２ ）π（Ｒ １ ／2） ２
1／Ｋ Ｆ ＝1／Ａ １ ＋Ｄ １ ／λ＋1／Ａ ２②壁面からの放熱量（Ｑ Ｗ ：単位 W）
Ｑ Ｗ ＝Ｋ Ｗ （Ｔ １ −Ｔ ２ ）πＲ ２ Ｈ Ｓ
1／Ｋ Ｗ ＝1／Ａ １ ＋Ｄ ２ ／λ＋1／Ａ ２③サプレッション・プール水の増加速度（Ｉ：単位 kg／sec）
Ｉ＝（Ｑ Ｆ ＋Ｑ Ｗ ）／Ｅ④ベントライン水没までの時間（Ｐ：単位 sec）
Ｐ＝30×24×60×60＋1000（Ｈ Ｖ −Ｈ Ｓ ）Ｌ／Ｉ

添付 2.1.2-13温度（℃）

サプレッション・プール水

高温側の温度

コンクリート
（壁，床）

原子炉建屋
地中

コンクリート内部における熱伝導コンク リート →空気間 にお
ける熱伝達
熱の移動

水→コ ンクリ ート間に おける熱伝達

低温側の温度

位置（m）

第1図

(2)

サプレッション・プール水からの熱移動の概要図

評価結果
サプレッション・プールからの放熱量は，約 63kW と評価され，これがサプレッション・プールへ流入する蒸気の凝縮に使われるとした場合，サプ
レッション・プール水位がベントラインに到達するのは，事象発生からおおよそ 470 日後となる。なお，サプレッション・プールからの放熱量を保守的に 100kW と仮定した場合でも，サプレッション・プール水位がベントラインに到達するのは，事象発生からおおよそ 310 日後となる。

添付 2.1.2-14

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

第 1-1 表分類

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＳＡＦＥＲ）（1／2）

重要 現象

崩壊 熱

崩壊熱モデル

燃料棒表面熱伝達モデル

炉心

添付 2.1.3-1

燃料棒表面熱伝達，沸 騰遷移，気液熱 非平 衡解析モデル

燃料 被覆 管酸化燃料 被覆 管変形

ジルコニウム−
水反応モデル

膨れ・破裂評価モデル

不確 かさ

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

入力値に含 まれ る。
最確条件を 包 絡 で き る 条 件 を 設 定 す る こ と に より崩壊熱を 大き くす るよ う 考慮 して い る 。

「解 析 条件 を最 確 条件 と した 場合 の 運転 員等 操 作時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

TBL，ROSA-Ⅲ の 実 験 解 析 に お い て ， 熱 伝 達 係 数を低めに評 価 す る 可 能 性 が あ り ， 他 の 解 析 モ デルの不確か さ と あ い ま っ て コ ー ド 全 体 と し て ，
スプレイ冷 却 の な い 実 験 結 果 の 燃 料 被 覆 管 温 度に比べて最大 50℃ 程 度高 めに 評 価す る。 また ，
低圧代替注 水 系 に よ る 注 水 で の 燃 料 棒 冷 却 過 程における蒸 気 単 相 冷 却 又 は 噴 霧 流 冷 却 の 不 確 かさは＋20℃ 〜＋40℃ 程度 で ある 。
酸化量及び 酸 化 反 応 に 伴 う 発 熱 量 を よ り 大 き く
見積もる Baker-Just 式に よる 計 算モ デル を採 用しており， 保守 的な 結果 を 与え る。

解析 コー ド は，実 験 結果 の燃 料被 覆 管温 度に 比べ て 最大 50℃ 程度
高め に評 価 する こと から ， 解析 結果 は 燃 料棒 表面 の 熱伝 達係 数を
小さ く評 価 する 可能 性が あ る。 よっ て ， 実際 の燃 料 棒表 面で の熱伝達 は大 き くな るこ とで ， 燃料 被覆 管 温 度は 低く な るが ，操 作手
順（ 速や か に注 水手 段を 準 備す るこ と ） に変 わり は なく ，燃 料被覆管 温度 を 操作 開始 の起 点 とす る運 転 員 等操 作は な いこ とか ら，
運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響 はな い 。

解析コードは，実験解析において熱伝達モデルの保守性により燃
料被覆管温度を高めに評価し，有効性評価解析においても燃料被覆管温度を高めに評価することから，評価項目となるパラメータに対 する 余 裕は 大き くな る 。

解析 コ ード は， 酸 化量 及 び酸 化反 応 に伴 う発 熱 量の 評価 に つい て
保守 的 な結 果を 与 える た め， 燃料 被 覆管 温度 を 高め に評 価 する 可能性 が ある 。よ っ て， 実 際の 燃料 被 覆管 温度 は 低く なる が ，操 作
手順 （ 速や かに 注 水手 段 を準 備す る こと ）に 変 わり はな く ，燃 料
被覆管温度を操作開始の起点とする運転員等操作はないことから， 運転 員 等操 作時 間に 与 える 影響 は な い
解析 コ ード は， 燃 料被 覆 管の 破裂 判 定に おい て おお むね 保 守的 な
判定 結 果を 与え ， 有効 性 評価 解析 に おけ る燃 料 被覆 管の 最 高温 度
は 338℃ で ある こ とか ら ，ベ スト フ ィッ ト曲 線 の破 裂判 断 基準 に対し て 十分 な余 裕 があ り ，燃 料被 覆 管の 破裂 判 定の 不確 か さが 運
転員 等操 作 に与 える 影響 は ない 。

解析コードは，酸化量及び酸化反応に伴う発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，燃料被覆管温度を高く評価すること
から ，評 価 項目 とな るパ ラ メー タに 対 す る余 裕は 大 きく なる 。

膨れ・破裂 は ， 燃 料 被 覆 管 温 度 と 円 周 方 向 応 力に基づいて 評 価 さ れ ， 燃 料 被 覆 管 温 度 は 上 述 のように高め に 評 価 さ れ ， 円 周 方 向 応 力 は 燃 焼 期
間中の変化 を 考 慮 し て 燃 料 棒 内 圧 を 大 き く 設 定
し保守的に 評 価 し て い る 。 し た が っ て ， ベ ス ト
フィット曲 線 を 用 い る 場 合 も 破 裂 の 判 定 は お お
むね保守的 とな る。

破裂発生前の被覆管の膨れ及び破裂発生の有無は，伝熱面積やギャップ熱伝達係数，破裂後の金属−水反応熱に影響を与え，燃料被覆管最高温度及び酸化割合に影響を与える。解析コードは，燃料被覆管の破裂判定においておおむね保守的な判定結果を与え，有 効 性 評 価 解 析 に お け る 燃 料 被 覆 管 の 最 高 温 度 は 338℃ で あ る ことから，ベストフィット曲線の破裂判断基準に対して十分な余裕があり，燃料被覆管の破裂判定の不確かさにより，評価項目とな
るパ ラメ ー タに 与え る影 響 はな い。

添付資料 2.1.3

第 1-1 表
分類

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＳＡＦＥＲ）（2／2）

重要 現象

炉心

沸騰・ボ イド率変化，気液 分離（水位変 化 ）・対向流，三次 元効 果添付 2.1.3-2
原子炉圧力容器

沸騰・凝 縮・ボイ
ド率 変化 ，気液分
離（ 水位 変化）・
対向 流

解析モデル

二相流体の流動モデル

二相流体の流動モデル

冷却 材放 出（臨界流・ 差圧 流）臨界流モデルECCS 注 水 （ 給 水系・代替 注水系含む。 ）原子炉注水系モデル

不確 かさ

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

TBL，ROSA-Ⅲ，FIST-ABWR の 実験 解析 にお いて ，
二相 水位 変 化 は ， 解 析 結 果 に 重 畳 す る 水 位 振 動
成分 を除 い て ， 実 験 結 果 と お お む ね 同 等 の 結 果が得 られ て い る 。 低 圧 代 替 注 水 系 の 注 水 に よ る
燃料 棒冷 却 （ 蒸 気 単 相 冷 却 又 は 噴 霧 流 冷 却 ） の不確かさは ＋20℃〜 ＋40℃ 程度 であ る 。
また，原子炉 圧 力の 評価 に おい て，ROSA-Ⅲで は，
2MPa より低 い圧 力 で系 統的 に 圧力 低下 を 早め に予測 する 傾 向 を 呈 し て お り ， 解 析 上 ， 低 圧 注 水系の起動タイミングを早める可能性が示される。 しか し ， 実 験 で 圧 力 低 下 が 遅 れ た 理 由 は ，
水面 上に 露 出 し た 上 部 支 持 格 子 等 の 構 造 材 の 温
度が 燃料 被 覆 管 か ら の 輻 射 や 過 熱 蒸 気 に よ り 上
昇し，LPCS スプ レ イの 液滴 で 冷却 され た 際に 蒸気が 発生 し た た め で あ り ， 低 圧 代 替 注 水 系 を 注
水手 段と し て 用 い る 事 故 シ ー ケ ン ス で は 考 慮 する必 要の な い 不 確 か さ で あ る 。 こ の た め ， 燃 料
被覆 管温 度 に 大 き な 影 響 を 及 ぼ す 低 圧 代 替 注 水
系の 注水 タ イ ミ ン グ に 特 段 の 差 異 を 生 じ る 可 能
性はないと 考え られ る。
下部 プレ ナ ム の 二 相 水 位 を 除 き ， ダ ウ ン カ マ の
二相 水位 （ シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 ） に 関 す る 不 確 かさを 取り 扱 う 。 シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 に つ い て は ，
燃料 被覆 管 温 度 及 び 運 転 員 操 作 の ど ち ら に 対 しても 二相 水 位 及 び こ れ を 決 定 す る 二 相 流 動 モ デルの 妥当 性 の 有 無 は 重 要 で な く ， 質 量 及 び 水 頭のバ ラン ス だ け て 定 ま る コ ラ プ ス ト 水 位 が 取 り
扱え れば 十 分 で あ る 。 こ の た め ， 特 段 の 不 確 かさを考慮す る必 要は ない 。
TBL，ROSA-Ⅲ，FIST-ABWR の 実験 解析 にお いて ，
圧力 変化 は 実 験 結 果 と お お む ね 同 等 の 解 析 結 果が得 られ て お り ， 臨 界 流 モ デ ル に 関 し て 特 段 の不確かさを 考慮 する 必要 は ない 。

運転 操 作は シュ ラ ウド 外 水位 （原 子 炉水 位計 ） に基 づく 操 作で あるこ と から ，運 転 員等 操 作時 間に 与 える 影響 は 原子 炉圧 力 容器 の分類 にて 示 す。

解析コードは，燃料被覆管温度に対して，解析結果に重畳する水位 振 動 に 伴 う 燃 料 棒 冷 却 の 不 確 か さ の 影 響 を 考 慮 す る と 20℃ 〜
40℃ 程 度 低 め に 評 価 す る 可 能 性 が あ る が ， 有 効 性 評 価 解 析 に お け
る燃 料被 覆 管最 高温 度は 約 338℃ であ り，評価 項目 に 対し て十 分な
余裕 があ る こと から ，そ の 影響 は非 常 に 小さ い。

解析 コ ード は， ダ ウン カ マ部 の二 相 水位 変化 を 適切 に評 価 する ことか ら， 運 転員 等操 作時 間 に与 える 影 響 は小 さい 。

解析コードは，ダウンカマ部の二相水位変化を適切に評価することか ら， 評 価項 目と なる パ ラメ ータ に 与 える 影響 は 小さ い。

解析 コ ード は， 原 子炉 圧 力変 化を 適 切に 評価 す るこ とか ら ，運 転員等 操作 時 間に 与え る影 響 は小 さい 。
破断 口 及び 逃が し 安全 弁 から の流 出 は， 圧力 容 器ノ ズル 又 はノ ズ
ルに 接 続す る配 管 を通 過 し， 平衡 均 質流 に達 す るの に十 分 な長 さであ る こと から ， 管入 口 付近 の非 平 衡の 影響 は 無視 でき る と考 えられ ，平 衡 均質 臨界 流モ デ ルを 適用 可 能 であ る。
「解 析 条件 を最 確 条件 と した 場合 の 運転 員等 操 作時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析コードは，原子炉圧力変化を適切に評価することから，評価
項目 とな る パラ メー タに 与 える 影響 は 小 さい 。
破断口及び逃がし安全弁からの流出は，圧力容器ノズル又はノズ
ルに接続する配管を通過し，平衡均質流に達するのに十分な長さであることから，管入口付近の非平衡の影響は無視できると考えられ ，平 衡 均質 臨界 流モ デ ルを 適用 可 能 であ る。
「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

入力値に含 まれ る。
各系 統の 設 計 条 件 に 基 づ く 原 子 炉 圧 力 と 注 水 流
量の 関係 を 使 用 し て お り ， 実 機 設 備 仕 様 に 対 して注 水流 量 を 少 な め に 与 え ， 燃 料 被 覆 管 温 度 を高めに評価 する 。

第 1-2 表
分類

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＭＡＡＰ）

重要 現象

炉心
原子炉
圧力容器

解析モデル

不確 かさ

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

崩壊 熱炉心モデル（原子炉出力及び崩壊熱）「解 析 条件 を最 確 条件 と した 場合 の 運転 員等 操 作時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

ECCS 注 水 （ 給 水系・代替 注水設備含む 。）

安全系モデル（非常用炉心冷却系）

入力値に含 まれ る。
保守 的な 崩 壊 熱 を 入 力 値 に 用 い て お り ， 解 析 モ
デルの不確 かさ の影 響は な い。
入力値に含 まれ る。
保守 的な 注 水 特 性 を 入 力 値 に 用 い て お り ， 解 析
モデルの不 確か さの 影響 は ない 。

「解 析 条件 を最 確 条件 と した 場合 の 運転 員等 操 作時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

HDR 実験解 析で は ，格納 容器 圧 力及 び雰 囲 気温 度につ いて ， 温 度 成 層 化 を 含 め て 傾 向 を よ く 再 現
でき るこ と を 確 認 し た 。 格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 を
十数℃程度 高め に， 格納 容 器圧 力を 1 割 程度 高
めに 評価 す る 傾 向 が 確 認 さ れ た が ， 実 験 体 系 に起因 する も の と 考 え ら れ ， 実 機 体 系 に お い て は
この 種の 不 確 か さ は 小 さ く な る も の と 考 え ら れる。 また ， 非 凝 縮 性 ガ ス 濃 度 の 挙 動 に つ い て ，
解析 結果 が 測 定 デ ー タ と よ く 一 致 す る こ と を 確認した。
格納 容器 各 領 域 間 の 流 動 ， 構 造 材 と の 熱 伝 達 及び内部熱伝 導の 不確 かさ に おい ては ，CSTF 実 験
解析 では ， 格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 及 び 非 凝 縮 性 ガ
ス濃 度の 挙 動 に つ い て ， 解 析 結 果 が 測 定 デ ー タとよく一致 する こと を確 認 した 。

解析 コ ード は， HDR 実 験 解析 にお い て区 画に よ って 格納 容 器雰 囲
気温 度を 十 数℃ 程度 ，格 納 容器 圧力 を 1 割程 度高 め に評 価す る傾
向が 確 認さ れて い るが ，BWR の格 納 容器 内の 区 画と は異 な る等 ，
実験 体 系に 起因 す るも の と考 えら れ ，実 機体 系 にお いて は 不確 かさが 小 さく なる も のと 推 定さ れ， 全 体と して は 格納 容器 圧 力及 び
雰囲 気 温度 の傾 向 を適 切 に再 現で き てい るこ と から ，格 納 容器 圧
力及 び 雰囲 気温 度 を操 作 開始 の起 点 とし てい る 常設 低圧 代 替注 水系ポ ン プを 用い た 代替 格 納容 器ス プ レイ 冷却 系 （常 設） に よる 格
納容 器 冷却 並び に 格納 容 器圧 力を 操 作開 始の 起 点と して い る格 納
容器 圧 力逃 がし 装 置等 に よる 格納 容 器減 圧及 び 除熱 操作 に 係る 運
転員 等操 作 時間 に与 える 影 響は 小さ い 。
また ， 格納 容器 各 領域 間 の流 動， 構 造材 との 熱 伝達 及び 内 部熱 伝
導の 不確 か さに おい ては ，CSTF 実 験解 析 にお いて 格 納容 器雰 囲気
温度 及 び非 凝縮 性 ガス の 挙動 は測 定 デー タと 良 く一 致す る こと を
確認 し てお り， そ の差 異 は小 さい こ とか ら， 格 納容 器圧 力 及び 雰
囲気 温 度を 操作 開 始の 起 点と して い る常 設低 圧 代替 注水 系 ポン プ
を用 い た代 替格 納 容器 ス プレ イ冷 却 系（ 常設 ） によ る格 納 容器 冷
却並 び に格 納容 器 圧力 を 操作 開始 の 起点 とし て いる 格納 容 器圧 力
逃が し 装置 等に よ る格 納 容器 減圧 及 び除 熱操 作 に係 る運 転 員等 操
作時 間に 与 える 影響 は小 さ い。
「解 析 条件 を最 確 条件 と した 場合 の 運転 員等 操 作時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析 コー ド は，HDR 実験 解 析に おい て 区画 によ って 格 納容 器雰 囲気
温度 を十 数 ℃程 度， 格納 容 器圧 力を 1 割 程度 高め に 評価 する 傾向が確 認さ れ てい るが ，BWR の格 納 容器 内の 区画 とは 異 なる 等，実験体系に起因するものと考えられ，実機体系においては不確かさが小さくなるものと推定され，全体としては格納容器圧力及び雰囲
気温度の傾向を適切に再現できていることから，評価項目となる
パラ メー タ に与 える 影響 は 小さ い。
また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導の 不確 か さに おい ては ，CSTF 実 験 解析 によ り格 納 容器 雰囲 気温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認していることから，評価項目となるパラメータに与える影響は
小さ い。

「解 析 条件 を最 確 条件 と した 場合 の 運転 員等 操 作時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

格納容器各領域
間の 流動
構造材との熱伝達及び内部熱伝導格納容器

添付 2.1.3-3

格納容器モデル（格納容器の熱水力モデル）
気液界面の熱伝達スプ レイ 冷却

安全系モデル（格納容器スプレイ）

格納 容器 ベント

格納容器モデル（格納容器の熱水力モデル）

入力値に含 まれ る。
スプ レイ の 水 滴 温 度 は 短 時 間 で 雰 囲 気 温 度 と 平衡に至ることから伝熱モデルの不確かさはな
い。
入力値に含 まれ る。
格納 容器 ベ ン ト に つ い て は ， 設 計 流 量 に 基 づ いて流 路面 積 を 入 力 値 と し て 与 え ， 格 納 容 器 各 領
域間の流動と同様の計算方法が用いられている。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（1／5）
解析条件の不確かさ項

条件 設定 の 考え 方

目
解析条件

最確 条件

原子 炉熱 出力3,293MW

約 3,279MW〜
約 3,293MW（実 績値 ）

原子 炉圧力(圧力 容 器ド ーム部)

6.93MPa[gage]

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

定格 熱出 力 を設 定

定格 圧力 を 設定

通常 運転 水 位を 設定
通常 運転 水 位
（セパレ ー タス カー
ト下端か ら 約＋122cm〜約 ＋132cm）（実 績値 ）

炉心 流量48,300t／h（定格流量（100％流量））

定格流量の約 86％〜約 104％
（実績値）

初期条件

添付 2.1.3-4

原子 炉水位通常運転水位（セパレータスカー
ト下端から＋126cm）

定格 流量 を 設定

燃料

燃料 棒最大線出 力密度

９×９燃料(Ａ型)

装荷 炉心 ご と

44.0kW／m

約 33kW／m〜
約 41kW／m（実 績値 ）

９ ×９ 燃 料 (Ａ 型 )と ９ ×９ 燃 料 (Ｂ型 )は ， 熱 水 力 的 な 特 性 は ほぼ 同 等
であ り，そ の 他の 核的 特 性等 の違 いは燃料棒最大線出力密度の保守性に包 含さ れ るこ とか ら，代表 的に ９
×９燃 料(Ａ 型)を 設 定
初期の燃料棒線出力密度が大きい
方が燃料被覆管温度に対して厳しい設 定と な るた め，保 安 規定 の運 転
上の 制限 に おけ る上 限値 を 設定

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 最 大 線 出 力 密 度 及 び 原 子 炉停
止 後 の 崩 壊 熱 が 緩 和 され る 。 最 確 条 件 と し た 場 合 の 運転
員 等 操 作 時 間 及 び 評 価項 目 と な る パ ラ メ ー タ に 与 え る影
響 は ， 最 大 線 出 力 密 度及 び 原 子 炉 停 止 後 の 崩 壊 熱 に て説明す る。
最 確 条 件 と し た 場 合 には ， ゆ ら ぎ に よ り 解 析 条 件 に 対して 変 動 を 与 え う る が ，事 象 初 期 に お い て 主 蒸 気 隔 離 弁が閉 止 し ， 原 子 炉 圧 力 は逃 が し 安 全 弁 に よ り 制 御 さ れ るた
め 事 象 進 展 に 及 ぼ す 影響 は 小 さ 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 ， ゆ ら ぎ に よ り 解 析 条 件 に 対して 変 動 を 与 え う る が ，ゆ ら ぎ の 幅 は 事 象 発 生 後 の 水 位低
下 量 に 対 し て 非 常 に 小さ い 。 例 え ば ， 解 析 条 件 で 設 定した 通 常 運 転 水 位 か ら 高圧 炉 心 ス プ レ イ 系 等 の 自 動 起 動信号 が 発 信 す る 原 子 炉 水位 異 常 低 下 （ レ ベ ル ２ ） 設 定 点まで の 原 子 炉 水 位 の 低 下 量 は約 2m で あ る の に 対 し て ゆら
ぎに よる 水 位低 下量 は約 40mm で あ り非 常 に小 さい 。し たが っ て ， 事 象 進 展 に 及ぼ す 影 響 は 小 さ 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 ， 炉 心 流 量 の 運 転 範 囲 に お いて解 析 条 件 か ら 変 動 し うる が ， 事 象 初 期 に お い て 原 子 炉がス ク ラ ム す る と と も に， 再 循 環 系 ポ ン プ が ト リ ッ プ する
た め ， 初 期 炉 心 流 量 が事 象 進 展 に 及 ぼ す 影 響 は 小 さ 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 (Ａ 型 )及 び ９ ×９
燃 料 (Ｂ 型 )の 混 在 炉 心 又 は それ ぞ れ 型 式 の 単 独 炉 心 となる 場 合 が あ る が ， 両 型式 の 燃 料 の 特 性 は ほ ぼ 同 等 で ある
こ と か ら ， 事 象 進 展 に及 ぼ す 影 響 は 小 さ く ， 運 転 員 等操
作時 間に 与 える 影響 は小 さ い。

最確 条件 と した 場合 には ，最大 線出 力 密度 及び 原子 炉 停止
後の 崩壊 熱 が緩 和さ れる 。最確 条件 と した 場合 の運 転 員等
操作 時間 及 び評 価項 目と な るパ ラメ ー タ に与 える 影 響は ，
最大 線出 力 密度 及び 原子 炉 停止 後の 崩 壊 熱に て説 明 する 。

最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 解 析 条 件 で 設 定 し て い る 燃料
棒 線 出 力 密 度 よ り も 小さ く な る た め ， 燃 料 被 覆 管 温 度の上 昇 が 緩 和 さ れ る が ，操 作 手 順 （ 速 や か に 注 水 手 段 を準
備 す る こ と ） に 変 わ りは な く ， 燃 料 被 覆 管 温 度 を 操 作開始 の 起 点 と す る 運 転 員等 操 作 は な い こ と か ら ， 運 転 員等
操作 時間 に 与え る影 響は な い。

最確 条件 と した 場合 には ，ゆら ぎに よ り解 析条 件に 対 して変動 を与 え うる が，事象 初 期に おい て 主蒸 気隔 離弁 が 閉止
し，原子 炉圧 力 は逃 がし 安 全弁 によ り 制 御さ れる た め，事
象進 展に 及 ぼす 影響 は小 さ 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 には ，ゆら ぎに よ り解 析条 件に 対 して変動 を与 え うる が，ゆら ぎ の幅 は事 象 発生 後の 水位 低 下量に対 して 非 常に 小さ い。例 えば ，解 析 条件 で設 定し た 通常
運転水位から高圧炉心スプレイ系等の自動起動信号が発信す る原 子 炉水 位異 常低 下（レ ベル ２ ）設 定点 まで の 原子
炉水 位の 低 下量 は 約 2m で ある のに 対 して ゆら ぎに よ る水
位低 下量 は 約 40mm であ り 非常 に小 さ い。 した がっ て ，事
象進 展に 及 ぼす 影響 は小 さ 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 には ，炉心 流量 の 運転 範囲 にお い て解析条 件か ら 変動 しう るが ，事象 初期 に おい て原 子炉 が スク
ラム する と とも に， 再循 環 系ポ ンプ が ト リッ プす る ため ，
初期 炉心 流 量が 事象 進展 に 及ぼ す影 響 は 小さ 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 には ，９×９ 燃料 (Ａ 型)及 び ９×９燃
料 (Ｂ 型 )の 混 在 炉 心 又 は そ れ ぞ れ 型 式 の 単 独 炉 心 と な る
場合 があ る が，両型 式の 燃 料の 特性 は ほぼ 同等 であ る ことから ，炉 心冷 却 性に 大き な 差は なく ，評価 項目 とな る パラ
メー タに 与 える 影響 は小 さ い。
最確 条件 と した 場合 には ，解析 条件 で 設定 して いる 燃 料棒
線出 力密 度 より も小 さく な るた め，燃 料被 覆管 温度 上 昇が緩和 され る こと から ，評 価 項目 とな る パラ メー タに 対 する
余裕 は大 き くな る。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響(2／5）
解析条件の不確かさ

項

目
解析条件

原子 炉停 止後の
崩壊 熱

初期条件

添付 2.1.3-5

格納 容器 圧力ANSI/ANS-5.1-1979
燃焼度 33GWd／t

5kPa[gage]

燃焼 度
33GWd／t 以下（実 績値 ）

約 2.2kPa[gage]〜
約 4.7kPa[gage]（実 績値 ）

ドラ イウ ェル雰囲 気温度57℃

約 25℃ 〜約 58℃（実 績値 ）

格納 容器 体積
（ド ライ ウ ェル）

5,700m ３

5,700m ３（設 計値 ）

格納 容器 体積（サ プレ ッ ション・チェ ンバ）

空間部：4,100m ３
液相部：3,300m ３

条件 設定 の 考え 方

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

崩壊 熱が 大 きい 方が ，原 子炉 水 位低下及び格納容器圧力上昇の観点で厳し い設 定 とな るた め，崩壊 熱 が大きく なる 燃 焼度 の高 い条 件 とし て，
1 サイ クル の運 転 期間（13 ヶ 月 ）に調整 運転 期 間（1 ヶ月 ）を考 慮 した
運転期間に対応する燃焼度を設定（通常運転時においてサイクル末期の 炉心 平 均燃 焼度 が 33GWd／t 以
下と なる よ う燃 料を 配置 す る。 ）最確条件とした場合には，解析条件で設定している崩壊
熱と 同等 以 下と なる 。燃 焼度 33GWd／t の 場合 は，解析 条
件と最確条件は同等であることから，運転員等操作時間に与 える 影 響は ない 。ま た，燃焼度 33GWd／t 未 満の 場合
は，原子炉からサプレッション・プールに流出する蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下は遅くなり，燃料被覆管温度の上昇は緩和されるが，操作手順（速やかに注水手段を準備すること）に変わりはなく，燃料被覆
管温度を操作開始の起点とする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，同様に格納
容器圧力及び雰囲気温度並びにサプレッション・プール
水位及びサプレッション・プール水温度の上昇が遅くなり，これらのパラメータを操作開始の起点とする運転員
等操 作の 開 始時 間は 遅く な る。
最確条件とした場合には，解析条件で設定している圧力よりも小さくなるため，格納容器圧力が低めに推移する
ことから，格納容器圧力を操作開始の起点とする運転員
等操 作の 開 始時 間は 遅く な る。
最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，ドライウェル雰囲気温度は，格納容器スプレイの実施に伴い飽和温度となり，初期温度のゆらぎ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 。
解析条件は最確条件と同等であることから，事象進展に影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

最確条件とした場合には，解析条件で設定している崩壊
熱と 同等 以 下と なる 。燃 焼度 33GWd／t の 場合 は， 解析 条
件と最確条件は同等であることから，評価項目となるパ
ラメ ータ に 与え る影 響は な い。ま た， 燃 焼度 33GWd／t 未満の場合は，原子炉からサプレッション・プールに流出する蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下は遅く
なり ，炉心 露 出後 の燃 料被 覆 管温 度の 上 昇は 緩和 さ れる。
また，同様に格納容器圧力及び雰囲気並びにサプレッション・プール水位及びサプレッション・プール水温度の上昇は遅くなることから，評価項目となるパラメータに対す る余 裕 が大 きく なる 。

最確 条件

空間 部：
約 4,092m ３ 〜
約 4,058m ３
液相 部：
約 3,308m ３ 〜
約 3,342m ３（実 績値 ）

格納容器圧力の観点で厳しい高めの設 定と し て，通 常 運転 時の 圧 力を包含 する 値 を設 定
ドライウェル内ガス冷却装置の設
計温 度を 設 定

設計 値を 設 定

サプ レッ シ ョン・プ ール での 圧 力抑制効果が厳しくなる少なめの水量とし て，保安 規定 の 運転 上の 制 限におけ る下 限 値を 設定

最確条件とした場合には，格納容器体積（サプレッショ
ン・チェンバ）の液相部の運転範囲において解析条件より高めの水位となるが，ゆらぎの幅は非常に小さい。例
え ば ， サ プ レ ッ シ ョ ン ・プ ー ル の 水 量 は 3,300m ３ で あ る
のに 対し ，ゆら ぎ によ る水 量変 化 は約 42m ３ であ り，そ の割合 は初 期 保有 水量 の 1.3％ 程度 と非 常に 小さ い。した がって，事象進展に与える影響は小さいことから，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，解析条件で設定している格納容器初期圧力よりも小さくなるため，格納容器圧力が低めに推移することから，評価項目となるパラメータに対する 余裕 は 大き くな る。
最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，ドライウェル雰囲気温度は，格納容器スプレイの実施に伴い飽和温度となり，初期温度のゆらぎ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 。
解析条件は最確条件と同等であることから，事象進展に影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない 。
最確条件とした場合には，格納容器体積（サプレッショ
ン・チェンバ）の液相部の運転範囲において解析条件より高めの水位となるが，ゆらぎの幅は非常に小さい。例
えば，サ プレ ッシ ョ ン・プ ー ルの 水量 は 3,300m ３ であ る のに対 し， ゆ らぎ によ る水 量 変化 は 約 42m ３ であ り， そ の割合は 初期 保 有水 量の 1.3％ 程 度と 非常 に小 さい 。し たが って，事象進展に与える影響は小さいことから，評価項目とな るパ ラ メー タに 与え る 影響 は小 さ い 。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（3／5）
解析条件の不確かさ

項

目
解析条件

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

初期条件

添付 2.1.3-6

ベン ト管
真空 破壊 装置
作動 差圧

6.983m（通常運転水位−4.7cm）

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

サプ レッ シ ョン・プー ル での 圧力 抑制効果が厳しくなる低めの水位として，保安 規 定の 運転 上 の制 限に おける 下限 値 を設 定

最確条件とした場合には，サプレッション・プール水位の運転範囲において解析条件より高めの水位となるが，ゆらぎの幅は非常に小さい。例えば，サプレッション・
プー ル水 位 が 6.983m の 時 の水 量は 3,300m ３ であ るの に対し， ゆら ぎ （0.087m）に よ る水 量変 化 は 約 42m ３ で あ り，
その 割合 は 初期 保有 水量 の 1.3％ 程度 と非 常に 小さ い。したがって，事象進展に与える影響は小さいことから，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，解析条件で設定しているサプ
レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 度 と 同 等 以 下 と な る 。 32℃ の 場
合は，解析条件と最確条件は同等であることから運転員
等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 は な い 。 ま た ， 32℃ 未 満 の 場 合は，サプレッション・プールでの圧力抑制効果が高まり
格納容器圧力の上昇は緩和される。このため，格納容器
圧力を操作開始の起点とする運転員等操作の開始は遅くなる 。
解析条件と最確条件は同等であることから，事象進展に影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

最確条件とした場合には，サプレッション・プール水位の運転範囲において解析条件より高めの水位となるが，ゆらぎの幅は非常に小さい。例えば，サプレッション・
プー ル水 位が 6.983m の時 の水 量は 3,300m ３ であ るの に 対し， ゆら ぎ （0.087m）に よ る水 量変 化 は 約 42m ３ で あり ，
その 割合 は 初期 保有 水量 の 1.3％ 程度 と非 常に 小さ い。したがって，事象進展に与える影響は小さいことから，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 と 同 等 以 下 と な る 。 32℃ の 場
合は，解析条件と最確条件は同等であることから評価項
目 と な る パ ラ メ ー タ に 与 え る 影 響 は な い 。 ま た ， 32℃ 未満の場合は，サプレッション・プールでの圧力抑制効果が高まり格納容器圧力の上昇は緩和される。このため，
評価 項目 と なる パラ メー タ に対 する 余 裕 は大 きく な る。

最確条件とした場合には，解析条件で設定している水温と 同 等 以 下 と な る 。 35℃ の 場 合 は ， 解 析 条 件 と 最 確 条 件は同等であることから運転員等操作時間に与える影響はな い 。 ま た ， 35℃ 未 満 の 場 合 は ， 格 納 容 器 ス プ レ イ に よる圧力抑制効果が高まることから，同等の効果を得るために必要となるスプレイ水量が少なくなり，外部水源を用いた格納容器スプレイに伴うサプレッション・プール
水位の上昇が緩和されることから，サプレッション・プ
ール水位を操作開始の起点とする操作の開始は遅くなる。
管理 値下 限 の容 量と して 事 象発 生か ら 7 日間 後ま で に必
要な容量を備えており，水源は枯渇しないことから運転
員等 操作 時 間に 与え る影 響 はな い。
管理 値下 限 の容 量と して 事 象発 生か ら 7 日間 後ま で に必
要な容量を備えており，燃料は枯渇しないことから運転
員等 操作 時 間に 与え る影 響 はな い。

最確条件とした場合には，解析条件で設定している水温と 同 等 以 下 と な る 。 35℃ の 場 合 は ， 解 析 条 件 と 最 確 条 件は同等であることから評価項目となるパラメータに与える 影 響 は な い 。 ま た ， 35℃ 未 満 の 場 合 は ， 格 納 容 器 ス プ
レイによる圧力抑制効果が高まるが，格納容器最高使用
圧力に到達した時点で格納容器ベントを実施するマネジ
メントに変わりはなく，格納容器圧力の最高値はおおむ
ね格納容器ベント時の圧力で決定されるため，評価項目とな るパ ラ メー タに 与え る 影響 はな い 。

最確 条件

7.000m〜 7.070m（実 績値 ）32℃

約 15℃ 〜約 32℃（実 績値 ）

作動差圧：3.45kPa（ドライウェル−サ
プレッション・チェン
バ間差圧）

作動 差圧 ：3.45kPa（ドライ ウ ェル −サ
プレッシ ョ ン・チェ ン
バ間 差圧 ）
（設 計値 ）

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

設計 値を 設 定

格納容器スプレイによる圧力抑制
効果の観点で厳しい高めの水温として，年間 の 気象 条件 変 化を 包含 する高 めの 水 温を 設定
外部 水源 の水温35℃

外部 水源 の容量

約 8,600m ３

燃料 の容量

約 1,010kL

35℃ 以下

約 8,600m ３ 以 上（西側淡 水 貯水 設備＋代 替淡 水 貯槽 ）
約 1,010kL 以上（軽油貯 蔵 タン ク＋
可搬型設 備 用軽 油タ
ンク ）

西側淡水貯水設備及び代替淡水貯槽の 管理 下 限値 を設 定
軽油貯蔵タンク及び可搬型設備用
軽油 タン ク の管 理下 限値 を 設定

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 。

−

−

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（4／5）
解析条件の不確かさ項

条件 設定 の 考え 方

目

事故条件

解析条件

最確 条件

起因 事象

給水流量の
全喪失

−

安全 機能 の喪失に対 する 仮定

高圧注水機能喪失
低圧注水機能喪失−

重大事故等対策に関連する機器条件

添付 2.1.3-7

運転時の異常な過渡変化の中で原子炉 水位 の 低下 が早 く，炉心 損傷 までの余裕時間が短い給水流量の全喪失 を設 定高圧注水機能として高圧炉心スプ
レイ 系及 び 原子 炉隔 離時 冷 却系，低圧注水機能として低圧炉心スプレ
イ系及び残留熱除去系（低圧注水系） の機 能 喪失 を設 定
原子 炉ス ク ラム が原 子炉 水 位低（ レベル ３）信号 にて 発 生し ，再 循環 系
ポン プト リ ップ が，原 子 炉水 位異 常低下（レ ベル ２）信号 に て発 信す る
ため，原子 炉 水位 の低 下 が大 きく な
るこ とで，炉 心の 冷却 の 観点 で厳 し
くな る外 部 電源 あり を設 定
設計 値を 設 定

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響−−

外部電源がない場合でも，非常用母線は非常用ディーゼ
ル発電機等から自動的に受電され，また，常設低圧代替
注水系を用いた低圧代替注水系（常設）の起動準備操作
は，外部電源がない場合も考慮して設定していることから， 運転 員 等操 作時 間に 与 える 影響 は な い。

外部電源がない場合は，外部電源喪失に伴い原子炉スク
ラム，再循環系ポンプトリップ等が発生するため，外部電源がある場合と比較して原子炉水位の低下は緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は
大き くな る 。

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

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

外部 電源

外部電源あり−原子 炉ス クラム

原子炉水位低(レベル３)信号（遅れ時間 1.05 秒）

原子 炉水 位 低
(レベ ル ３)信号（遅れ時 間 1.05 秒 ）原子炉水位異常低下（レベル２）信号
で閉止

原子炉水 位 異常 低下（レ ベル ２ ）信 号
で閉 止

設計 値を 設 定

主蒸 気隔 離弁解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

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

ＡＴ ＷＳ 緩 和設備（代替原 子炉 再 循環系ポンプ トリ ッ プ機能）

原子炉水位異常低下（レベル２）信号で全台トリップ

原子炉水 位 異常 低下（レ ベル ２ ）信 号
で全 台ト リ ップ

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，事象進展に影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

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

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（5／5）
解析条件の不確かさ

項

目
解析条件

逃が し安 全弁

（原子炉圧力制御時）（原子炉 圧 力制 御時 ）安全弁機能
安全弁機 能7.79MPa[gage]〜
7.79MPa[gage]〜
8.31MPa[gage]
8.31MPa[gage]385.2t／h（1 個当たり） 385.2t／ h（1 個当 た り）〜〜
410.6t／h（1 個当たり） 410.6t／ h（1 個当 た り）
（設 計値 ）

重大事故等対策に関連する機器条件

添付 2.1.3-8（原子炉手動減圧操
作時）
逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個を開放することによる原子炉
減圧（原子炉注水単独時）（2 台）
・注水流量：
0m ３ ／h〜378m ３ ／h
低圧 代替 注水系
（常 設）

・注水圧力：
0MPa[dif]〜
2.38MPa[dif]（原子炉注水と格納
容器スプレイ併用時）
・注水流量：230m ３ ／h

条件 設定 の 考え 方

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

設計 値を 設 定
なお，安全 弁 機能 は逃 が し弁 機能 に比べて原子炉圧力が高めに維持され，原 子炉 減 圧操 作時 に 原子 炉圧 力が所定の圧力に到達するまでの時
間が 遅く な るた め，事 象 発生 初期 において高圧注水機能が喪失し低圧
注水機能を用いて原子炉注水操作を実施する事故シーケンスにおいては，評価 項 目に 対し て 厳し い条 件とな る
逃がし安全弁の設計値に基づく原
子炉圧力と蒸気流量の関係から設定解 析 条 件 は 最 確 条 件 と同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
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 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
なお ，本 事故 シ ーケ ンス に おい ては ，事象 発生 初期 に おいて高 圧注 水 機能 が喪 失し 低 圧代 替注 水 系（常 設）によ る 原
子炉 注水 操 作を 実施 する た め，逃が し 弁機 能に 期待 し た場
合は評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。

解 析 条 件 は 最 確 条 件 と同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響は なく ，評 価 項目 とな る パラ メー タ に与 える 影響 は ない

炉心冷却性の観点で厳しい設定として，設備 設 計上 の最 低 要求 値で ある最 小流 量 特性 を設 定

最 確 条 件 と し た 場 合 ，お お む ね 注 水 開 始 後 の 原 子 炉 水位の 回 復 が 早 く な り ， 原子 炉 水 位 の 維 持 操 作 の 開 始 が 早くな る が ， 原 子 炉 減 圧 から 水 位 回 復 ま で の 原 子 炉 水 位 を継続 監 視 し て い る 期 間 の流 量 調 整 操 作 で あ る た め ， 運 転員
等操 作時 間 に与 える 影響 は ない 。

最確 条件 と した 場合 ，お お むね 注水 開 始後 の原 子炉 水 位の回復 が早 く なり ，炉 心の 再 冠水 が早 ま る こと から ，評 価 項
目と なる パ ラメ ータ に対 す る余 裕は 大 き くな る。

最 確 条 件 と し た 場 合 ，サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 位 の上
昇 が 緩 和 さ れ る こ と から ， サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水位を操作開始の起点とする運転員等操作の開始は遅くなる。

最確 条件 と した 場合 でも ，スプ レイ 流 量 は，格納 容器 圧 力の上 昇を 抑 制可 能な 範囲 で 調整 し，ま た，代替 格納 容 器ス
プレ イ冷 却 系（ 常設 ）の 停 止後 に格 納 容器 最高 使用 圧 力に到達した時点で格納容器ベントを実施する運転員等操作に変 わり は なく ，格 納容 器 圧力 の最 高 値は おお むね 格 納容器ベ ント 時 の圧 力で 決定 さ れる ため ，評価 項目 とな る パラ
メー タに 与 える 影響 はな い 。
最確 条件 と した 場合 には ，格納 容器 ベ ント 後の 格納 容 器圧力の 低下 が 早く なる が，格 納容 器最 高 使用 圧力 に到 達 した時点で格納容器ベントを実施する運転員等操作に変わり
はな く，格納 容 器圧 力の 最 高値 はお お むね 格納 容器 ベ ント
時の 圧力 で 決定 され るた め ，評 価項 目 とな るパ ラメ ー タに与え る影 響 はな い。

最確 条件（原子炉 手 動減 圧操
作時）
逃がし安 全 弁（ 自動 減圧機能） 7 個を 開放 す
ることによる原子炉
減圧（原子炉 注 水単 独時 ）（2 台 ）
・注水流 量 ：0m ３ ／ h 〜 378m ３ ／ h
以上
・注水圧 力 ：0MPa[dif]〜
2.38MPa[dif]（原子炉注水と格納
容器スプ レ イ併 用時 ）・注水流 量：230m ３ ／h
以上

代替 格納 容 器スプレ
イ冷 却系 （ 常設）

スプレイ流量：130m ３ ／h（一定）スプレイ 流 量：102m ３ ／h〜 130m ３ ／h

格納 容器 圧 力逃がし装置

排気流量：13.4kg／s（格納容器圧力310kPa[gage]
において）

排気流量 ：13.4kg／ s
以上（格 納容 器 圧力
310kPa[gage]にお いて ）

設計 に基 づ き，併 用時 の 注入 先圧 力
系統圧損を考慮しても確保可能な流量 を設 定サプ レッ シ ョン・プー ル 水位 の上 昇
が早 くな り，格納 容器 圧 力逃 がし 装
置による格納容器減圧及び除熱操
作までの操作時間余裕の観点で厳しい 条件 と して，運転 手 順の 流量 調
整 範 囲 （ 102m ３ ／ h〜 130m ３ ／ h） におけ る上 限 を設 定
格納容器減圧特性の観点で厳しい設定 とし て，設備 設計 上 の最 低要 求
値で ある 最 小流 量特 性を 設 定

最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 格 納 容 器 ベ ン ト 後 の 格 納 容器
圧 力 の 低 下 が 早 く な るが ， 格 納 容 器 ベ ン ト 後 に 格 納 容器
圧 力 を 操 作 開 始 の 起 点と す る 操 作 は な い た め ， 運 転 員等
操作 時間 に 与え る影 響は な い。

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（1／4）

項

解析上の操作開始条件目

操作条件

添付 2.1.3-9

逃がし安全弁（ 自動 減 圧
機能 ）の 手 動
による原子
炉減圧操作
（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）

事象発生から
25 分後

条件設定の
考え方

運転手順に基づき，高圧・低圧注
水機能喪失を確認し，常設低圧代
替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の準備が完了した時点で手動による原子炉減圧操作を実施する
ため，外部電源がない場合も考慮し，状況判断，高圧注水機能喪失の確認，解析上考
慮しない高圧代
替注水系の起動，
低圧注水機能喪失の確認，常設代替高圧電源装置，
低圧代替注水系（常設）の準備及び逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原
子炉減圧操作に要する時間を考慮して設定

操作 不確 か さ要 因
【認 知】
中央 制御 室 にて 機器 ラン プ 表示，機 器故 障警 報，平均 出力 領域 計 装，系 統 流量
等に て ，原 子炉 ス クラ ム等 を 確認 する 。この 事象 初 期の 状況 判断 に 余裕 時間 を含めて 10 分 を想 定 して いる 。 この 後， 高圧 炉心 ス プレ イ系 及び 原 子炉 隔離 時
冷却 系の 手 動起 動操 作（ 失敗）と して 2 分，解 析 上考 慮し ない 高 圧代 替注 水 系の起 動操 作 として 4 分並 び に低 圧炉 心 ス プレ イ系 及 び残 留熱 除去 系（ 低 圧注 水系） の手 動 起動 操作 （失 敗 ）と し て 4 分 を想 定し ， 余裕 時間 を含 め て 10 分 を設定 して い る。 よっ て， 認 知時 間と し て 余裕 時間 を 含めて 20 分 を設 定 して お
り ，十 分な 時間 余 裕を 確保 し てい るこ と から ，認知 遅れ が 操作 開始 時 間に 影響を及 ぼす 可 能性 は非 常に 小 さい 。
【要 員配 置 】
中央 制御 室 での 操作 のみ で あり ，当 直運 転員 は中 央 制御 室に 常駐 し てい るこ とから ，要 員 配置 が操 作開 始 時間 に与 え る 影響 はな い 。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 移 動 が操 作開 始 時間 に与 える 影 響は ない 。
【操 作所 要 時間 】
常設 低圧 代 替注 水系 ポン プ を用 いた 低 圧 代替 注水 系（常 設 ）の起 動操 作 とし て3 分及 び逃 が し安 全弁 に よる 原子 炉減 圧 操作 とし て 1 分 を 想定 し， 余裕 時 間を含め て操 作 時間 とし て 4 分 を設 定し て い る。い ず れも 中央 制 御室 の制 御 盤の ス
イッチによる簡易な操作であり，操作所要時間が長くなる可能性は非常に低く， 操作 所 要時 間が 操作 開 始時 間に 影 響 を及 ぼす 可 能性 は非 常に 小 さい 。
【他 の並 列 操作 有無 】
原子 炉注 水 操作 を最 優先 に 実施 する た め ，他の 並 列操 作が 操 作開 始時 間 に与 え
る影 響は な い。
【操 作の 確 実さ 】
中央 制御 室 の制 御盤 のス イ ッチ によ る 簡 易な 操作 で あり，誤 操作 は起 こ りに く
いこ とか ら ，誤 操作 等が 操 作開 始時 間 に 影響 を及 ぼ す可 能性 は非 常 に小 さい 。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響認知時間及び操作所
要時 間は ，余裕 時間 を含めて設定していること から ，実態 の操 作
開始時間は解析上の設定よりも若干早まる可 能性 が ある が，状況判断から一連の操作として実施するか
又は異なる当直運転員が実施することから，この 他 の運 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 響操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

実態の操作開始時間
は，解析 上の 操 作開 始
時間よりも早くなる
可能 性が あ り，この 場
合は ，原 子炉 へ の注 水
開始時間が早くなること で，原子 炉 水位 の回復 が早 く なり ，燃 料
被覆管温度の上昇は緩和 され る こと から ，
評価項目となるパラ
メータに対する余裕は大 きく な る。

高圧・低 圧 注水 機能 が 喪失
し，逃 がし 安 全弁（ 自 動減圧機 能）の 手動 によ る 原子
炉 減 圧 操 作 (常 設 低 圧 代 替
注水系ポンプを用いた常設低 圧代 替 注水 系（ 常設 ）による原子炉注水操作）
は，高 圧・低圧 注水 機 能喪
失及び給水流量の全喪失を想定することから安全機能の喪失状態等が同じであ り，原 子炉 減圧 操 作も同じ 25 分 であ るが ， 原子炉水位低下の観点では本
重要事故シーケンスより厳し い「 Ｌ ＯＣ Ａ時 注 水機
能喪 失」にお いて ，10 分の減圧操作開始遅れを想定
した 場合 で も，燃料 被 覆管の最 高温 度 は約 706℃ であり，燃料 被 覆管 の破 裂 は発
生せ ず，評 価項 目を 満 足することから時間余裕がある。
また ，25 分 の減 圧遅 れ を想定し た場 合 には ，燃 料 被覆
管の 最高 温 度は 約 1,000℃にな り，一 部の 燃料 被 覆管に破 裂が 発 生す るが ，炉心の著 しい 損 傷は 発生 せず ，
この時の格納容器圧力逃がし装置による格納容器
ベント時の敷地境界外の
実効 線量 は約 1.1mSv，耐圧強化ベント系による格納容器ベント時の敷地境界
外 の 実 効 線 量 は 約 4.4mSvとな り， い ずれ も 5mSv を下回 る。た だ し，こ の 場合には格納容器雰囲気放射線モ ニタ（ Ｄ ／Ｗ）及 び格
納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ ／Ｃ ）に より 炉 心損
傷の 判断 を 行い ，炉 心 損傷
後のマネジメントに移行する こと か ら，重大 事 故での対 策の 範 囲と なる 。
（添 付資 料 2.6.7）

中央制御室における操作のため，シミュ
レータ（模擬操作含む。）
にて訓練実績
を取得。解析
上 に お い ては，起因事象の給水流量の全喪失から高圧・低圧注水機能喪失の認
知及び常設低圧代替注水系
ポンプを用いた低圧代替注
水系（常設）の注水準備操作後の逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原
子炉減圧操作まで 25 分と して い る と ころ，訓練実績
は約 18 分。想定の範囲内で意図している
運転操作が実施可能である
ことを確認し
た。

操
作
条
件

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（2／4）

項

解析上の操作開始条件目

添付 2.1.3-10

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

格納容器圧力279kPa[gage]
到達時

条件設定の
考え方

操作 不確 か さ要 因

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響運転手順に基づ
き格納容器ベント実施基準である格納容器最高
使用
圧力（310kPa[gage]）に対する余裕を
考慮し設定

【認 知】
事故時には重要監視パラメータである格納容器圧力を継続監視しており，また，格納 容 器ス プレ イの 操 作実 施基 準（格 納容 器圧 力 279kPa[gage]）に 到達 するの は事 象 発生約 14 時 間後 で あり ，比 較的 緩や か なパ ラメ ータ 変 化で ある ことか ら， 認 知遅 れが 操作 開 始時 間に 影 響 を及 ぼす 可 能性 は非 常に 小 さい 。
【要 員配 置 】
中央 制御 室 での 操作 のみ で あり ，当 直運 転員 は中 央 制御 室に 常駐 し てい るこ とから ，要 員 配置 が操 作開 始 時間 に与 え る 影響 はな い 。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 移 動 が操 作開 始 時間 に与 える 影 響は ない 。
【操 作所 要 時間 】
中央 制御 室 の制 御盤 のス イ ッチ によ る 簡 易な 操作 で あり，緩 やか な圧 力 上昇 に対し て操 作 所要 時間 は十 分 に短 く，操作 開始 時間 に 影響 を及 ぼす 可 能性 は非 常に小 さい 。
【他 の並 列 操作 有無 】
原子 炉水 位 の調 整操 作を 並 列し て実 施 す る場 合が あ るが，同 一の 制御 盤 によ る
対応が可能であることから，他の並列操作が操作開始時間に与える影響はない。 また ， 代替 格納 容器 ス プレ イ冷 却 系 （常 設） は ，低 圧代 替注 水 系（ 常設 ）とポ ンプ 等 を共 用し てい る が，原子 炉注 水と 格納 容 器ス プレ イの 流 量を 同時 に確保 可能 な ポン プ容 量を 備 えて いる た め ，原子 炉 注水 と格 納 容器 スプ レ イの 同
時運 用が 可 能で ある 。
【操 作の 確 実さ 】
中央 制御 室 の制 御盤 のス イ ッチ によ る 簡 易な 操作 で あり，誤 操作 は起 こ りに く
いこ とか ら ，誤 操作 等が 操 作開 始時 間 に 影響 を及 ぼ す可 能性 は非 常 に小 さい 。

左記のとおり操作不確かさ要因により操
作開始時間に与える影響は小さいことから，実態 の操 作 開始 時
間は解析上の設定とほぼ 同等 で ある 。
本操 作は ，解 析 コー ド
及び 解析 条 件（ 操作 条件を 除く 。）の 不確 かさに より ，操 作 開始 時
間は遅くなる可能性があ るが ，並 列 して 実施する場合がある原
子炉水位の調整操作とは同一の制御盤による対応が可能であるこ とか ら，こ の他 の操作に与える影響はない 。

実態の操作開始時間
は解析上の設定とほぼ同等であることから，評価 項 目に 与え る
影響 はな い 。
解析コード及び解析
条件（操作条件を除く。）の 不 確か さに より，操作 開 始時 間が 遅
くな る場 合 でも ，パ ラ
メータが操作実施基準に到達した時点で開始することで同等の効 果が 得 られ ，有 効性評価解析における格納容器圧力の最大値に変わりがないことか ら，操 作開 始が 遅くなることにより評
価項目となるパラメータに与える影響はない 。

操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

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 は，事象発 生の 約 14 時間 後に実施するものであり，準備 時 間が 確保 できる こと か ら，時間 余裕が ある 。

中央制御室における操作のため，シミュレータ（模擬操作含む。）にて訓練実績を取得。
訓練では，格納容
器圧力の上昇傾向を 監 視 し ，
279kPa[gage] 到 達
時に，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
納容器冷却操作を実施し，操作時間
は約 4 分。 想定 している範囲内で意図している運転操作が実施可能であることを確認した。

添付 2.1.3-11

操
作
条
件

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（3／4）

項

解析上の操作開始条件目

格納容器圧力逃がし装置による格納容器
減圧及び除熱操作（サプレッション・チェン バ側 ）

格納容器圧力310kPa[gage]
到達時

条件設定の
考え方

運転手順に基づき，格納容器最高
使用圧力を踏まえて設定

操作 不確 か さ要 因
【認 知】
事故 時に は 重要 監視 パラ メ ータ であ る 格 納容 器圧 力 を継 続監 視し て おり ，格 納
容器 ベン ト の操 作実 施基 準（格 納容 器 圧 力 310kPa[gage]）に 到達 する のは ，事象発 生の 約 28 時 間 後で あり ，比 較的 緩 や かな パラ メ ータ 変化 であ る こと から ，
認知 遅れ が 操作 開始 時間 に 与え る影 響 は ない 。
【要 員配 置 】
中央 制御 室 での 操作 のみ で あり ，当 直運 転員 は中 央 制御 室に 常駐 し てい るこ とから ，要 員 配置 が操 作開 始 時間 に与 え る 影響 はな い 。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 移 動 が操 作開 始 時間 に与 える 影 響は ない 。
【操 作所 要 時間 】
中央 制御 室 の制 御盤 のス イ ッチ によ る 簡 易な 操作 で あり，緩 やか な圧 力 上昇 に
対し て十 分 に短 く，操作 所要 時 間が 操作 開始 時間 に 影響 を及 ぼす 可 能性 は非 常に小 さい 。
【他 の並 列 操作 有無 】
原子 炉水 位 の調 整操 作を 並 列し て実 施 す る場 合が あ るが，異 なる 当直 運 転員 による 対応 が 可能 であ るこ と から ，他 の並 列操 作が 操 作開 始時 間に 与 える 影響 はない 。
【操 作の 確 実さ 】
中央 制御 室 での 操作 は，中央 制 御室 の制 御盤 のス イ ッチ によ る簡 易 な操 作で あり ，誤 操作 は起 こ りに くい こ とか ら ，誤 操作 等が 操 作開 始時 間に 影 響を 及ぼ す可能 性は 非 常に 小さ い。
なお，中 央制 御室 で の操 作に 失 敗し た場 合は 現場 で の操 作を 実施 す るこ とと してお り，操 作の 信頼 性を 向 上し てい る が，この 場合 ，75 分程 度 は操 作開 始時 間が遅 れる 可 能性 があ る。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響

左記のとおり操作不確かさ要因により操
作開始時間に与える影響は小さいことから，実態 の 操作 開始 時
間は解析上の設定とほぼ 同等 で ある 。仮 に中央制御室での遠隔操作が失敗した場合
は，現場 操 作に て対 応する こと か ら ，75 分 程度操作開始時間が遅れる 可能 性 があ る。
解析コード及び解析
条件（操作条件を除く。）の 不 確か さに より，操作 開 始時 間は 遅くなる可能性がある
が，並列 し て実 施す る場合がある原子炉水位の調整操作とは異なる当直運転員による対応が可能であること から ，この 他の 操作に与える影響はない。なお ，遠隔 操作 失敗時に現場操作にて対応 する 場 合に も，異なる要員により対応が可能であることから，この 他 の操 作に 与える 影響 は ない 。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

実態の操作開始時間
は解析上の設定とほぼ同等であることから，評価 項 目に 与え る
影響 はな い 。仮 に中 央
制御室での遠隔操作が失 敗し た 場合 は，現場操作にて対応する
ため ，75 分 程度 操作 開始時間が遅くなる可能性がある。この場
合，格納容器圧力は310kPa［ gage］より 若
干上 昇し ，評価 項目 となるパラメータに影響を 及ぼ す が，この 場
合 で も 620kPa[gage]を十分に下回ることから ，格 納 容器 の健 全性の観点からは問題とな らな い 。

格納容器圧力逃がし装置による格納容器
減圧 及び 除 熱操 作は ，
事象 発生 の約 28 時 間後に実施するものであり ，準 備時 間 が確 保
でき るこ と から ，時 間
余裕 があ る 。仮に ，中央制御室からの遠隔操作 に失 敗 し，現場 操
作にて格納容器圧力逃がし装置二次隔離
弁の開操作を実施す
る場 合に は，格 納容 器
減圧及び除熱操作の開始 が遅 れ るこ とで ，格 納 容 器 圧 力 は0.31MPa[gage] か ら 上
昇す るが ，格 納 容器 ス
プレイを停止した時
点の格納容器圧力約0.247MPa[gage] か ら
0.310MPa[gage] 到 達
まで の時 間 が約 1 時 間であることから外挿すると，0.31MPa[gage] か ら
0.62MPa[gage] に 到 達する まで に 5 時 間程 度の時 間余 裕 があ り，現場操作に要する時間
は 75 分 程度 で ある ことか ら，時間 余 裕が ある。
（添 付資 料 2.1.3，
2.1.7，2.6.7）

中央制御室での操
作は，シミュレー
タ（模擬操作含む。）にて訓練実績を取得。訓練では，格納容器圧力の上昇傾向を監視
し ， 310kPa[gage]
到達時に，格納容器減圧及び除熱操作を実施し，操作
時間 は約 4 分。 想定している範囲内
で意図している運転操作が実施可能であることを確認した 。
また，遠隔操作に失敗した場合は現場操作にて対応するが，現場モック
アップ等による訓練実績では，移動
時間 を含 め 約 66 分
で操作を実施できた。想定している
範囲内で意図している運転操作が実施可能であることを確 認し た 。

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（4／4）

項

解析上の操作開始条件

目

代替淡水貯
槽への補給
操作

代替淡水貯槽を水源とした注水の開始時点

操作条件

添付 2.1.3-12

代替淡水貯
槽への補給
に用いる可
搬型代替注
水中型ポン
プへの燃料
給油 操作

代替淡水貯槽への補給開始
から適宜

条件設定の
考え方
代替淡水貯槽への補給は，解析条
件ではないが，解析で想定している操作の成立や継続に必要な作業であり，代替淡水貯槽が枯渇しないように設定
可搬型代替注水中型ポンプへの燃料給油は，解析
条件ではないが，解析で想定している操作の成立や継続に必要な作業であり，燃料が枯渇しないように設定

操作 不確 か さ要 因

代替 淡水 貯 槽の 枯渇 まで に は 24 時間 以 上 の時 間余 裕 があ り， 補給 開 始ま での準備 時間 180 分 を考 慮し て も， 十分 な 時 間余 裕が あ る。

可搬 型代 替 注水 中型 ポン プ の燃 料枯 渇 ま でに は約 210 分 の時 間余 裕 があ り ，給油開 始ま で の準 備時 間 110 分 （ タン クロ ーリ への 給 油 90 分及 び 可搬 型代 替 注
水中 型ポ ン プへ の給 油 20 分 ）を 考 慮し て も， 十分 な 時間 余裕 があ る 。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響−−

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響−−操作 時間 余 裕

訓練 実績 等−

代替淡水貯槽への補給は所要時間
180 分 のと ころ ，訓練実績等により約
164 分 に 実 施 可 能
なことを確認した。

−

可搬型代替注水中型ポンプへの燃料
給油は所要時間110 分 のと ころ ，訓練実績等により約
98 分に 実施 可能 なこと を確 認 した 。

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）

1.

水源に関する評価①

淡水源（有効水量）
・代替淡水貯槽：4,300m３

・西側淡水貯水設備：4,300m３

2.

水使用パターン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
事象発生 25 分後，代替淡水貯槽を水源とした常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を実施する。
炉心冠水後は，原子炉水位高（レベル８）設定点から原子炉水位低（レベル３）設定点の範囲で注水する。

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
格納容器圧力が 279kPa[gage]に到達する事象発生約 14 時間後，代替淡水貯槽を水源とした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を実施する。
サプレッション・プール水位が通常水位＋6.5m に到達後，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を停止する。

③

西側淡水貯水設備から代替淡水貯槽への補給
可搬型代替大型注水中型ポンプによる水源補給準備が完了後，西側淡水添付 2.1.4−1

貯水設備の水を代替淡水貯槽へ補給する。

3.

時間評価
事象発生直後から原子炉注水等によって，代替淡水貯槽の水量は減少する。

可搬型代替注水中型ポンプによる水源補給の準備が完了する事象発生約 365
分時点で代替淡水貯槽は枯渇していない。その後，西側淡水貯水設備から代替淡水貯槽への補給を実施するため，代替淡水貯槽は枯渇することがない。

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

積算注水量(m ３ )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）による格納容器スプレイ停止

第1図4,300m３ 到達

外部水源による積算注水量（高圧・低圧注水機能喪失）

4.

水源評価結果時間評価の結果から，代替淡水貯槽が枯渇することはない。また，7 日間の対応を考慮すると，合計約 5,350m３ の水が必要となる。代替淡水貯槽及び
西側淡水貯水設備に合計 8,600m３ の水を保有することから必要水量を確保している。このため，安定して冷却を継続することが可能である。
添付 2.1.4−2

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）

保守的に全ての設備が，事象発生直後から 7 日間燃料を消費するものとして
評価する。
時系列

合計

判定

7 日間の
軽油消費量
約 755.5kL

軽油貯蔵タ
ンクの容量
は 約 800kL
であり，７日
間対応可能

7 日間の
軽油消費量
約 6.0kL

可搬型設備
用軽油タン
クの容量は
約 210kL であり，７日間
対応可能

7 日間の
軽油消費量
約 70.0kL

緊急時対策
所用発電機
燃料油貯蔵
タンクの容
量 は 約 75kL
であり，7 日間の対応可能

非常用ディーゼル発電機 2 台起動 ※１（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
1,440.4L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×2 台（運転台数）＝約 484.0kL
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機 1 台起動 ※２（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
775.6L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×1 台（運転台数）＝約 130.3kL
常設代替高圧電源装置 2 台起動 ※３（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
420.0L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×2 台（運転台数）＝約 141.2kL
可搬型代替注水中型ポンプ 1 台起動（西側淡水貯水設備から代替淡水貯槽への補給）
35.7L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×1 台（運転台数）＝約 6.0kL

緊急時対策所用発電機 1 台起動（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
411L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×1 台（運転台数）＝約 70.0kL

※1
※2
※3

事故収束に必要なディーゼル発電機は非常用ディーゼル発電機 1 台であるが，保守的にディーゼル発電機 2 台の起動を仮定した。
事故収束に必要ではないが，保守的に起動を仮定した。
緊急用母線の電源を，常設代替高圧電源装置 2 台で確保することを仮定した。

添付 2.1.5-1

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）

主要負荷リスト
起動順序【電源設備：常設代替高圧電源装置】
負荷容量
(kW)

主要機器名称緊急用母線自動起動負荷
・緊急用直流125V充電器
・その他必要な負荷
常設低圧代替注水系ポンプ
常設低圧代替注水系ポンプ
緊急用海水ポンプ
その他必要な負荷
代替燃料プール冷却系ポンプ

①
②
③
④
⑤

負荷起動時の最
大負荷容量(kW)

定常時の連続最
大負荷容量
(kW)

約 252

約 204

約689
約879

約394
約584

約1,566

約1,098

約1,207

約1,128

約 120
約 84
約190
約190
約510
約4
約30

負荷 容量(kW)

7,000

6,000

5,000

4,000

3,000

常設 代替 高 圧電 源 装置 2台 の最 大 容量 2,760kW ※ １
常設 代替 高 圧電 源 装置 2台 の連 続 定格 容 量 2,208kW ※ ２

2,000

④

最大 負荷 容 量
約1,566kW

⑤
③
②

1,000

①
0

▲

1

24

常設代替高圧電源装置 2 台
起動
常設 代替 高 圧電 源 装置 の負 荷 積算 イ メー ジ
※1※2

常 設代替高圧電源装置定格出力運転時の容量（1,380kW×運 転台 数 ＝最 大 容量 ）常 設代替高圧電源装置定格出力運転時の 80％の容 量 （1,380kW×0.8×運 転台 数＝ 連続 定 格容 量 ）添付 2.1.6-1

経過 時間 (h)

添付資料 2.1.7
格納容器圧力逃がし装置二次隔離弁開操作を現場にて実施する場合の時間余裕

格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作は，格納容器圧力が 0.31MPa[gage]に到達した時点で，中央制御室からの遠隔操作により実施する。仮に，中央制御室からの遠隔操作に失敗した場合でも，格納容器圧力が0.62MPa[gage]に到達するまでに現場操作にて格納容器圧力逃がし装置二次隔離弁の開操作を実施することで，格納容器の破損を防止することが可能である。
現場操作の時間余裕を把握するため，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却を停止してから格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱を実施するまでの格納容器圧力の上昇量及び経過時間からの外挿評価により格納容器圧力が 0.31MPa[gage]から 0.62MPa[gage]に到達するまでの時間を確認した。この結果，時間余裕は 5 時間程度確保されており，現場操作に要する
時間は 75 分程度であることから，時間余裕がある。
第1表

評価条件

操作項目

格納容器圧力（MPa[gage]）

時刻（h）

格納容器冷却停止

約 0.247

約 27

格納容器除熱実施

約 0.310約 28

0.8
ドライウェルサプレッション・チェンバ
格
納
容
器
圧
力

0.6

33h
28h

0.4

(MPa[gage])

0.2

27h
0
0

12

24

36

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TQUVGG9E001

第1図

外挿評価のイメージ図

添付 2.1.7-1

48

2.2

高圧注水・減圧機能喪失

2.2.1

事故シーケンスグループの特徴，炉心損傷防止対策(1)

事故シーケンスグループ内の事故シーケンス
事故シーケンスグループ「高圧注水・減圧機能喪失」に含まれる事故シーケンスとしては，「1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すと

おり，①「過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗」，②「手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗」及
び③「サポート系喪失（自動停止）＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗」
である。

(2)

事故シーケンスグループの特徴及び炉心損傷防止対策の基本的考え方
事故シーケンスグループ「高圧注水・減圧機能喪失」は，運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故（原子炉冷却材喪失事故を除く。）の発生後，高圧注水機能が喪失するとともに，原子炉減圧機能（自動減圧機能）も喪失することで原子炉へ注水する機能が喪失することを想定する。このため，
原子炉圧力制御に伴い原子炉圧力容器内の蒸気が流出し，保有水量が減少することで原子炉水位が低下し，緩和措置が取られない場合には，原子炉水位の低下が継続し，炉心が露出することで炉心損傷に至る。
本事故シーケンスグループは，低圧注水機能は維持されるが高圧注水機能が喪失するとともに原子炉が高圧のまま減圧できないため炉心損傷に至る事故シーケンスグループである。このため，重大事故等対処設備の有効性評価としては，高圧注水機能又は原子炉減圧機能に対する重大事故等対処設備に期待することが考えられる。高圧注水・減圧機能喪失が発生した
場合，重大事故等対処設備により高圧の原子炉注水を実施する方が，より早期に原子炉注水を開始することが可能となり，原子炉水位の低下が小さ
2.2-1くなることで評価項目に対する余裕は大きくなる。また，高圧の原子炉注水を実施した場合でも，中長期的にはサプレッション・プール熱容量制限に到達した時点で原子炉を減圧して低圧の原子炉注水に移行するため，事象進展は同じとなる。このため，本事故シーケンスグループに対しては，代表として原子炉減圧機能に対する重大事故等対処設備の有効性を確認す
ることとする。
以上により，本事故シーケンスグループでは，代替の原子炉自動減圧機
能により原子炉を減圧し低圧注水機能を用いて原子炉へ注水することによって炉心損傷の防止を図るとともに，最終的な熱の逃がし場へ熱の輸送を行うことによって除熱を行い格納容器破損の防止を図る。

(3)

炉心損傷防止対策
事故シーケンスグループ「高圧注水・減圧機能喪失」において，炉心が著しい損傷に至ることなく，かつ十分な冷却を可能とするため，初期の対策として低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水手段並びに過渡時自動減圧機能を用いた逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉自動減圧手段を整備し，安定状態に向けた対策として，逃がし安全弁（自動減圧機能）を開維持することで低圧炉心スプレイ系による炉心冷却を継続する。また，格納容器の健全性を維持するため，安定状態に向けた対策として，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
による格納容器除熱手段を整備する。対策の概略系統図を第 2.2−1 図に，対応手順の概要を第 2.2−2 図に示すとともに，対策の概要を以下に示す。
また，重大事故等対策における手順と設備との関係を第 2.2−1 表に示す。
本事故シーケンスグループにおける重要事故シーケンスにおいて必要な要員は，災害対策要員（初動）10 名である。
2.2-2

災害対策要員（初動）の内訳は，当直発電長 1 名，当直副発電長 1 名，
運転操作対応を行うための当直運転員 4 名，指揮，通報連絡を行うための災害対策要員（指揮者等）4 名である。
必要な要員と作業項目について第 2.2-3 図に示す。
なお，重要事故シーケンス以外の事故シーケンスについては，作業項目
を重要事故シーケンスと比較し必要な要員数を確認した結果，災害対策要員（初動）10 名で対処可能である。
ａ．原子炉スクラムの確認
運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故（原子炉冷却材喪失事故を除く。）が発生して原子炉がスクラムしたことを確認する。
原子炉スクラムの確認に必要な計装設備は，平均出力領域計装等である。
ｂ．高圧注水機能喪失の確認
原子炉スクラム後，原子炉水位の低下が継続し，原子炉水位異常低下（レベル２）設定点に到達したが，高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系が自動起動していないことを確認し，中央制御室からの遠隔操
作によりこれらの系統の手動起動を試みるが，これにも失敗したことを確認する。また，主蒸気隔離弁が閉止し，逃がし安全弁（安全弁機能）
により原子炉圧力が制御されるとともに，再循環系ポンプがトリップしたことを確認する。
高圧注水機能喪失の判断に必要な計装設備は，各系統の流量等である。
ｃ．高圧代替注水系の起動操作
高圧注水機能喪失の確認後，一連の操作として，中央制御室からの遠隔操作により高圧代替注水系の系統構成及び起動操作を実施し，原子炉注水を開始することで原子炉水位が回復することを確認する。なお，高2.2-3

圧代替注水系による原子炉注水は，解析上考慮しない。
高圧代替注水系の起動操作に必要な計装設備は，高圧代替注水系系統
流量等である。
ｄ．高圧注水機能の回復操作
高圧注水機能の回復操作を実施する。
ｅ．低圧炉心スプレイ系等の自動起動の確認
原子炉水位異常低下（レベル１）信号により低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）3 系統が自動起動する。
低圧炉心スプレイ系等の自動起動の確認に必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域），低圧炉心スプレイ系吐出圧力等である。
外部電源が喪失している場合は，非常用ディーゼル発電機等が自動起動し，非常用母線に電源を供給する。
ｆ．原子炉自動減圧の確認
原子炉水位異常低下（レベル１）信号発信の 10 分後，かつ低圧炉心ス
プレイ系又は残留熱除去系（低圧注水系）の吐出圧力が確立されている
場合，過渡時自動減圧機能により逃がし安全弁（自動減圧機能）2 弁が自動開放することで原子炉が減圧される。
原子炉自動減圧の確認に必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域），原子炉圧力等である。
原子炉水位が燃料有効長頂部に到達した場合は，炉心損傷がないことを継続的に確認する。
炉心損傷がないことを継続的に確認するために必要な計装設備は，格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）及び格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）である。
2.2-4

ｇ．原子炉水位の調整操作（低圧炉心スプレイ系）
逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧により，原子炉圧力が低圧炉心スプレイ系又は残留熱除去系（低圧注水系）の吐出圧力を下回ると，原子炉注水が開始され，原子炉水位が回復したことを確認する。
原子炉水位回復後は，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持する。
原子炉水位の調整操作に必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域），低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力，残留熱除去系
ポンプ吐出圧力等である。
ｈ．残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール冷却操作
サプレッション・プール水温度が 32℃に到達し，かつ低圧炉心スプレ
イ系により原子炉水位が維持可能であることを確認した後，残留熱除去
系（低圧注水系）を残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）に機能を切り替えることでサプレッション・プール冷却操作を開始する。
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール冷却操作に必要な計装設備は，サプレッション・プール水温度等である。
ｉ．使用済燃料プールの冷却操作
代替燃料プール冷却系等を用いて使用済燃料プールへの注水及び冷却を実施する。

以降，炉心冷却は低圧炉心スプレイ系を用いた原子炉注水により継続的に実施し，格納容器除熱は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
により継続的に実施する。また，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）に2.2-5

切り替え，冷温停止状態とする。

2.2.2

炉心損傷防止対策の有効性評価(1)

有効性評価の方法
本事故シーケンスグループを評価する上で選定した重要事故シーケンス
は，「1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，過渡事象（原子炉水位低下の観点で厳しい給水流量の全喪失を選定）を起因事象とする「過渡事象（給水流量の全喪失）＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗」である。
本重要事故シーケンスでは，炉心における崩壊熱，燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移，燃料被覆管酸化，燃料被覆管変形，沸騰・ボイド率変化，気液分離（水位変化）・対向流，気液熱非平衡及び三次元効果，原子炉圧力容器における冷却材放出（臨界流・差圧流），沸騰・凝縮・ボイド率変化，気液分離（水位変化）・対向流及びＥＣＣＳ注水（給水系及び代替注水設備含む）
並びに格納容器における格納容器各領域間の流動，気液界面の熱伝達，構造材との熱伝達及び内部熱伝導，サプレッション・プール冷却が重要現象となる。よって，これらの現象を適切に評価することが可能である長期間
熱水力過渡変化解析コードＳＡＦＥＲ及びシビアアクシデント総合解析コ
ードＭＡＡＰにより，原子炉圧力，原子炉水位，燃料被覆管温度，格納容
器圧力，格納容器雰囲気温度等の過渡応答を求める。なお，本有効性評価
では，ＳＡＦＥＲコードによる燃料被覆管温度の評価結果は，ベストフィット曲線の破裂判断基準に対して十分な余裕があることから，燃料被覆管
温度が高温となる領域において，燃料棒やチャンネルボックスの幾何学的配置を考慮した詳細な輻射熱伝達計算を行うことで燃料被覆管温度をＳＡ
ＦＥＲコードよりも低めに評価するＣＨＡＳＴＥコードは使用しない。
2.2-6

また，解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，本
重要事故シーケンスにおける運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価する。

(2)

有効性評価の条件
本重要事故シーケンスに対する主要な解析条件を第 2.2−2 表に示す。また，主要な解析条件について，本重要事故シーケンス特有の解析条件を以下に示す。
ａ．事故条件(a)

起因事象
起因事象として，給水流量の全喪失が発生するものとする。

(b)

安全機能の喪失に対する仮定
高圧注水機能として高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系，原子炉減圧機能として自動減圧系の機能が喪失するものとする。

(c)

外部電源
外部電源はあるものとする。
外部電源がある場合，原子炉スクラムは，原子炉水位低（レベル３）
信号にて発生し，再循環系ポンプトリップは，原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて発生する。このため，原子炉スクラムまでは原子炉出力が高く維持され，原子炉水位の低下が大きくなることで，炉心の冷却の観点で厳しくなる。なお，運転員等操作においては，外部電源喪失についても考慮する。

2.2-7

ｂ．重大事故等対策に関連する機器条件(a)

原子炉スクラム
原子炉スクラムは，原子炉水位低（レベル３）信号によるものとする。

(b)

主蒸気隔離弁
主蒸気隔離弁は，原子炉水位異常低下（レベル２）信号により閉止するものとする。
(c)

ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環系ポンプトリップ機能）
ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環系ポンプトリップ機能）は，原子炉水位異常低下（レベル２）信号により再循環系ポンプを全台トリップさせるものとする。
(d)

逃がし安全弁
逃がし安全弁（安全弁機能）にて原子炉冷却材圧力バウンダリの過度の圧力上昇を抑制するものとする。また，過渡時自動減圧機能は，
原子炉水位異常低下（レベル１）設定点到達から 10 分後に作動し，逃がし安全弁（自動減圧機能）2 個により原子炉を自動で減圧するものとし，容量として 1 個当たり定格主蒸気流量の約 6％を処理するもの
とする。

(e)

低圧炉心スプレイ系
原子炉水位異常低下（レベル１）信号で自動起動し，逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧後に，最小流量特性（注水流量：0m ３ ／h〜1,561m３ ／h，注水圧力：0MPa[dif]※ 〜1.99MPa[dif]において）で原子炉へ注水するものとする。また，原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）設定点まで回復した以降は，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の範囲に維持す
2.2-8

る。
※

(f)

MPa[dif]…原子炉圧力容器と水源との差圧（以下同様）

残留熱除去系（低圧注水系）
原子炉水位異常低下（レベル１）信号で 3 系統が自動起動し，逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧後に，1 台当たり最小流量特性（注水流量：0m ３ ／h〜1,676m ３ ／h，注水圧力：0MPa[dif]〜
1.55MPa[dif]）で原子炉へ注水するものとする。また，原子炉水位が
原子炉水位高（レベル８）設定点まで回復し，低圧炉心スプレイ系のみにより原子炉水位の維持が可能な場合は，注水を停止する。

(g)

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
自動起動した残留熱除去系（低圧注水系）のうち，1 系統を残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）に切り替えるものとする。
伝熱容量は，熱交換器の設計性能に基づき 1 基当たり約 43MW（サプレッション・プール水温度 100℃，海水温度 32℃において）とする。

ｃ．重大事故等対策に関連する操作条件
運転員等操作に関する条件として，「1.3.5

運転員等の操作時間に対する仮定」に示す分類に従って以下のとおり設定する。
(a)

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール冷却操作は，原子炉水位の制御範囲（原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点）及び切替えに要する時間を考慮し，原子炉水位高（レベル８）設定点到達の 5分後に実施する。

2.2-9

(3)

有効性評価の結果
本重要事故シーケンスにおける原子炉圧力，原子炉水位（シュラウド内外水位） ※ ，注水流量，逃がし安全弁からの蒸気流量及び原子炉圧力容器内の保有水量の推移を第 2.2−4 図から第 2.2−8 図に，燃料被覆管温度，
燃料被覆管最高温度発生位置における熱伝達係数，燃料被覆管最高温度発
生位置におけるボイド率，高出力燃料集合体のボイド率，炉心下部プレナ
ム部のボイド率の推移及び燃料被覆管破裂が発生した時点の燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係を第 2.2−9 図から第 2.2−14 図に，格納容器圧力，格納容器雰囲気温度，サプレッション・プール水位及びサプレッション・プール水温度の推移を第 2.2−15 図から第 2.2−18 図に示す。
※

炉心冷却の観点ではシュラウド内水位に着目し，運転員操作の観点ではシュ
ラウド外水位に着目するためシュラウド内外水位を合わせて示している。なお，シュラウド内は炉心部で発生するボイドを含む水位であることから，原子炉水位が低下する過程ではシュラウド外水位と比較して高めの水位を示す。

ａ．事象進展給水流量の全喪失が発生することで原子炉水位は低下し，原子炉水位
低（レベル３）信号により原子炉がスクラムする。その後，原子炉水位
が原子炉水位異常低下（レベル２）設定点まで低下すると，主蒸気隔離
弁の閉止及び再循環系ポンプトリップが発生するとともに，原子炉隔離
時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の自動起動信号が発信するが，機器故障等により自動起動及び手動起動に失敗する。
事象発生の約 21 分後に原子炉水位が原子炉水位異常低下（レベル１）
設定点に到達すると，低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）が自動起動するとともに，過渡時自動減圧機能の作動タイマーが作
2.2-10動し，この 10 分後，事象発生の約 31 分後に過渡時自動減圧機能により逃がし安全弁（自動減圧機能）2 個が自動開放する。原子炉減圧が開始されると，逃がし安全弁（自動減圧機能）開放による蒸気流出によって原子炉水位は低下し，燃料有効長頂部を下回るが,原子炉圧力が低下し低圧炉心スプレイ系等による原子炉注水が開始されると，原子炉水位が回復し炉心は再冠水する。
燃料被覆管最高温度発生位置のボイド率は，原子炉減圧による原子炉
圧力の低下に伴い上昇する。熱伝達係数は，燃料被覆管最高温度発生位
置が露出し，核沸騰冷却から蒸気冷却に移行することで低下する。原子
炉圧力が低下し，低圧炉心スプレイ系等による原子炉注水流量が増加することで炉心が再冠水すると，ボイド率は低下し，熱伝達係数が上昇することで燃料被覆管温度は低下する。高出力燃料集合体及び炉心下部プ
レナムのボイド率については，原子炉水位及び原子炉圧力の変化に伴い増減する。
また，炉心が再冠水した以降は，残留熱除去系による格納容器除熱を実施することで，格納容器圧力及び雰囲気温度は安定又は低下傾向となる。

ｂ．評価項目等
燃料被覆管温度は，第 2.2−9 図に示すとおり，低圧炉心スプレイ系等
による原子炉注水により原子炉水位が回復するまでの期間は，一時的な炉心の露出に伴い上昇し，事象発生の約 41 分後に最高温度の約 711℃に到達するが，評価項目である 1,200℃を下回る。燃料被覆管の最高温度
は，高出力燃料集合体で発生している。また，燃料被覆管の酸化量は，酸化反応が著しくなる前の燃料被覆管厚さの 1％以下であり，評価項目
2.2-11

である 15％を下回る。
原子炉圧力は，第 2.2−4 図に示すとおり，逃がし安全弁（安全弁機能機能）の作動により，約 7.79MPa[gage]以下に維持される。このため，原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力は，原子炉圧力と原子炉圧力容器底部圧力との差（0.3MPa 程度）を考慮しても，約 8.09MPa[gage]以
下であり，評価項目である最高使用圧力の 1.2 倍（10.34MPa[gage]）を下回る。
格納容器圧力は，第 2.2−15 図に示すとおり，原子炉圧力容器で発生した蒸気が格納容器内に放出されることによって，事象発生後に上昇傾向が継続するが，事象発生の約 41 分後にサプレッション・プール冷却操作を実施することにより上昇が抑制され，崩壊熱が残留熱除去系の除熱能力を下回った以降に低下傾向となる。このため，格納容器バウンダリにかかる圧力は，事象発生の約 17 時間後に最高値の約 0.04MPa[gage]となり，評価項目である最高使用圧力の 2 倍（0.62MPa[gage]）を下回る。
格納容器雰囲気温度は，第 2.2−16 図に示すとおり，事象発生の約 128
時間後に最高値の約 90℃となり，以降は低下傾向となっていることから，
格納容器バウンダリにかかる温度は，評価項目である 200℃を下回る。
第 2.2−5 図に示すように，低圧炉心スプレイ系による原子炉注水を継続することで，炉心の冠水状態が維持され，炉心冷却が維持される。また，第 2.2−15 図及び第 2.2−16 図に示すように，残留熱除去系による格納容器除熱を実施することで，高温停止での安定状態が確立する。
（添付資料 2.2.1）
安定状態が確立した以降は，機能喪失している設備の復旧に努めるとともに，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）により冷温停止状態とする。
2.2-12

以上により，本評価では，「1.2.1.2

有効性を確認するための評価項

目の設定」に示す（1）から（4）の評価項目について，対策の有効性を
確認した。

2.2.3

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲としては，運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価する。
本重要事故シーケンスでは，高圧注水・減圧機能喪失に伴い原子炉水位が低下するため，低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）が自動起動した後に過渡時自動減圧機能により原子炉が自動減圧し炉心を冷却すること並びに残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器
除熱操作を実施することが特徴である。よって，不確かさの影響を確認する
運転員等操作は，事象進展に有意な影響を与えると考えられる操作として，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プ
ール冷却操作とする。
(1)

解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価
本重要事故シーケンスにおいて不確かさの影響評価を実施する重要現象

は，「1.7

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価方針」に示すとおりであり，それらの不確かさの影響評価の結果を以下に示す。
ａ．運転員等操作時間に与える影響
炉心における燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移及び気液熱非平衡の不確かさとして，解析コードは実験結果の燃料被覆管温度に比べて最大 50℃程
度高めに評価することから，解析結果は燃料棒表面の熱伝達係数を小さく評価する可能性がある。よって，実際の燃料棒表面での熱伝達は大き2.2-13くなることで，燃料被覆管温度は低くなるが，事象初期の原子炉注水は
低圧炉心スプレイ系等の自動起動及び過渡時自動減圧機能による原子炉
自動減圧により確保され，燃料被覆管温度を操作開始の起点とする運転
員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
炉心における燃料被覆管酸化の不確かさとして，解析コードは酸化量及び酸化反応に伴う発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，
燃料被覆管温度を高めに評価する可能性がある。よって，実際の燃料被覆管温度は低くなるが，事象初期の原子炉注水は低圧炉心スプレイ系等の自動起動及び過渡時自動減圧機能による原子炉自動減圧により確保され，燃料被覆管温度を操作開始の起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
格納容器における格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導並びに気液界面の熱伝達の不確かさとして，格納容器モデル（格
納容器の熱水力モデル）はＨＤＲ実験解析において区画によって格納容
器雰囲気温度を十数℃程度，格納容器圧力を 1 割程度高めに評価する傾向が確認されているが，ＢＷＲの格納容器内の区画とは異なる等，実験体系に起因するものと考えられ，実機体系においては不確かさが小さくなるものと推定され，全体としては格納容器圧力及び雰囲気温度の傾向を適切に再現できており，また，格納容器圧力及び雰囲気温度を操作開始の起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導の不確かさにおいては，ＣＳＴＦ実験解析により格納容器温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認しており，その差異は小さく，格納容器圧力及び雰囲気温度を操作開始の起点としている運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える
2.2-14

影響はない。
（添付資料 2.2.2）

ｂ．評価項目となるパラメータに与える影響
炉心における燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移及び気液熱非平衡の不確かさとして，解析コードは実験解析において熱伝達モデルの保守性により
燃料被覆管温度を高めに評価し，有効性評価解析においても燃料被覆管
温度を高めに評価することから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
炉心における燃料被覆管酸化の不確かさとして，解析コードは酸化量及び酸化反応に伴う発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，
燃料被覆管温度を高く評価することから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
格納容器における格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導並びに気液界面の熱伝達の不確かさとして，格納容器モデル（格
納容器の熱水力モデル）はＨＤＲ実験解析において区画によって格納容
器雰囲気温度を十数℃程度，格納容器圧力を 1 割程度高めに評価する傾向が確認されているが，ＢＷＲの格納容器内の区画とは異なる等，実験体系に起因するものと考えられ，実機体系においては不確かさが小さくなるものと推定され，全体としては格納容器圧力及び雰囲気温度の傾向を適切に再現できていることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導の不確かさにおいては，ＣＳＴＦ実験解析により格納容器雰
囲気温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認していることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
2.2-15

（添付資料 2.2.2）(2)

解析条件の不確かさの影響評価
ａ．初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件
初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件は，第 2.2−2 表に示すとおりであり，これらの条件設定を設計値等の最確条件とした場合の影響を評価する。解析条件の設定に当たっては，設計値を用いるか又は評価項目となるパラメータに対する余裕が小さくなるよう保守的な設定をしていることから，この中で事象進展に有意な影響を与える可能性がある項目について，評価結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
初期条件の燃料棒最大線出力密度は，解析条件で設定した 44.0kW／
m に対して最確条件は約 33kW／m〜約 41kW／m であり，最確条件とした
場合は燃料被覆管温度の上昇が緩和されるが，事象初期の原子炉注水は低圧炉心スプレイ系等の自動起動及び過渡時自動減圧機能による原子炉自動減圧により確保され，燃料被覆管温度を操作開始の起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件で設定した燃焼度
33GWd／t に対して最確条件は燃焼度 33GWd／t 以下であり，最確条件とした場合は解析条件で設定している崩壊熱と同等以下となる。燃焼度 33GWd／t の場合は，解析条件と最確条件は同等であることから，運転員等操作時間に与える影響はない。また，燃焼度 33GWd／t 未満の場
合は，原子炉からサプレッション・プールに流出する蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下は遅くなり，燃料被覆管温度は低くなる
2.2-16

が，事象初期の原子炉注水は低圧炉心スプレイ系等の自動起動及び過渡時自動減圧機能による原子炉自動減圧により確保されることから，運転員等操作時間に与える影響はない。また，同様に格納容器圧力及び雰囲気温度並びにサプレッション・プール水位及びサプレッション・プール水温度の上昇が遅くなり，これらのパラメータを操作開始の起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の原子炉圧力，原子炉水位，炉心流量及びドライウェル雰
囲気温度は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，事象進展に与える影響は小さいことから，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
事故条件の外部電源の有無については，起因事象発生から原子炉ス
クラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳しくする条件として，外部電源ありを想定している。外部電源がない場合でも，非常用母線は非常用ディーゼル発電機等から自動的に受電されることで低圧炉心スプ
レイ系等の電源は確保されるため，運転員等操作時間に与える影響はない。
機器条件の低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）は，最確条件とした場合は注水開始後の原子炉水位の回復が早くなることから，炉心冷却達成後に実施する残留熱除去系（サプレッション・プ
ール冷却系）によるサプレッション・プール冷却操作の開始は早くなる。
（添付資料 2.2.2）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
初期条件の燃料棒最大線出力密度は，解析条件で設定した 44.0kW／
2.2-17

m に対して最確条件は約 33kW／m〜約 41kW／m であり，最確条件とした
場合は燃料被覆管温度の上昇が緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件で設定した燃焼度
33GWd／t に対して最確条件は燃焼度 33GWd／t 以下であり，最確条件とした場合は解析条件で設定している崩壊熱と同等以下となる。燃焼度 33GWd／t の場合は，解析条件と最確条件は同等であることから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。また，33GWd／t 未満の場合は，原子炉からサプレッション・プールに流出する蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下は緩和され，炉心露出後の燃料被覆管
温度の上昇は緩和される。また，同様に格納容器圧力及び雰囲気温度
並びにサプレッション・プール水位及びサプレッション・プール水温度の上昇は遅くなることから，評価項目とな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，炉心流量及びドライウェル雰
囲気温度は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，事象進展に与える影響は小さいことから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
事故条件の外部電源の有無については，起因事象発生から原子炉ス
クラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳しくする条件として，外部電源ありを想定している。外部電源がない場合は，外部電源喪失に伴い原子炉スクラム，再循環系ポンプトリップ等が発生するため，外部電源がある場合と比較して原子炉水位の低下は緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
機器条件の低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）は，
2.2-18

最確条件とした場合，おおむね注水開始後の原子炉水位の回復が早くなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
（添付資料 2.2.2）

ｂ．操作条件
操作条件の不確かさとして，操作に係る不確かさを「認知」，「要員配置」，「移動」，「操作所要時間」，「他の並列操作有無」及び「操作の確実さ」の 6 要因に分類し，これらの要因が運転員等操作時間に与える影響を評価する。また，運転員等操作時間に与える影響が評価項目となるパラメータに与える影響を評価する。評価結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
操作条件の残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール冷却操作は，解析上の操作開始時間として原子炉水位高（レベル８）設定点到達（事象発生から約 36 分）から 5分後を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，不確かさ要因により操作開始時間に与える影響はなく，実態の操作開始時間
は解析上の設定とほぼ同等となる。本操作は，解析コード及び解析条
件（操作条件を除く。）の不確かさにより，操作開始時間は早くなる可能性があるが，並列して実施する場合がある原子炉水位の調整操作とは異なる運転員が実施することから，この他の操作に与える影響はない。
（添付資料 2.2.2）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
操作条件の残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール冷却操作は，運転員等操作時間に与える影響
2.2-19

として，実態の操作開始時間は解析上の操作開始時間よりも早くなる可能性があるが，この場合には，格納容器除熱の開始が早くなること
で格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇は緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
（添付資料 2.2.2）(3)

操作時間余裕の把握
操作開始時間の遅れによる影響度合いを把握する観点から，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認できる範囲内での操作時間余裕を確認し，その結果を以下に示す。
操作条件の残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプ
レッション・プール冷却操作開始までの時間は事象発生から約 41 分後であり，運転操作が遅れる場合においても，格納容器圧力が常設低圧代替注水
ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却の実施基準である 279kPa［gage］に到達するまでの時間は，高圧注水機能が喪失し低圧での代替原子炉注水のために原子炉を減圧することから格納容器への熱負荷の観点では本重要事故シーケンスと同様であり，また低圧
注水機能喪失を想定することから残留熱除去系による崩壊熱除去機能喪失も想定するため格納容器圧力の上昇が継続する「2.1

高圧・低圧注水機能喪失」に示すとおり事象発生から約 14 時間後であり，準備時間が確保できることから，時間余裕がある。
（添付資料 2.2.2）

(4)

ま と め
解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，運転員等
2.2-20操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作
時間余裕を確認した。この結果，解析コード及び解析条件の不確かさが運転員等操作時間に与える影響等を考慮した場合においても，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。この他，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認できる範囲内において，操作時間には時間余裕がある。

2.2.4

必要な要員及び資源の評価(1)

必要な要員の評価
事故シーケンスグループ「高圧注水・減圧機能喪失」において重大事故等対策に必要な災害対策要員（初動）は，「2.2.1(3)に示すとおり 10 名である。
「 6.2

炉心損傷防止対策」

重大事故等対策時に必要な要員の評価結果」で説明している災害対策要員（初動）の 39 名で対処可能である。

(2)

必要な資源の評価
事故シーケンスグループ「高圧注水・減圧機能喪失」において，必要な水源，燃料及び電源は，「 6.1(2)

資源の評価条件」の条件にて評価を行い，以下のとおりである。
ａ．水源

低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注
水操作並びに残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格
納容器除熱操作については，サプレッション・チェンバを水源とすることから，水源が枯渇することはなく，7 日間の対応が可能である。
なお，外部電源喪失を想定した場合でも同様である。

2.2-21

ｂ．燃

料

外部電源喪失を想定した場合，事象発生直後から 7 日間の非常用ディーゼル発電機，高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機及び常設代替交流
電源設備（常設代替高圧電源装置 2 台）の運転を想定すると，非常用ディーゼル発電機については約 484.0kL，高圧炉心スプレイ系ディーゼル
発電機については約 130.3kL，常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 2 台）については約 141.2kL，合計で 755.5kL の軽油が必要となる。軽油貯蔵タンクには約 800kL の軽油を保有していることから，非常用ディーゼル発電機，高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機及び常設代
替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 2 台）による 7 日間の電源供給の継続が可能である。
（添付資料 2.2.4）

ｃ．電源

部電源喪失を想定した場合，重大事故等対策時に必要な負荷のうち，非常用ディーゼル発電機等からの電源供給を考慮する負荷については，
非常用ディーゼル発電機等の容量内に収まることから，必要負荷に対しての電源供給が可能である。
常設代替交流電源設備からの電源供給を考慮する負荷については約938kW であるが，常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 2 台）の連続定格容量は 2,208kW であることから，必要負荷に対しての電源供給が可能である。
緊急時対策所用発電機については，必要負荷に対しての電源供給が可能である。
（添付資料 2.2.5）
2.2-22

2.2.5

結論

事故シーケンスグループ「高圧注水・減圧機能喪失」では，高圧注水機能及び減圧機能が喪失することで，原子炉水位の低下が継続し，炉心損傷に至ることが特徴である。事故シーケンスグループ「高圧注水・減圧機能喪失」
に対する炉心損傷防止対策としては，初期の対策として低圧炉心スプレイ系
及び残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水手段並びに過渡時自動減圧機能を用いた逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉自動減圧手段を整備し，安定状態に向けた対策として，逃がし安全弁（自動減圧機能）を開維持することで低圧炉心スプレイ系による炉心冷却を継続する。また，格納容器の健全性を維持するため，安定状態に向けた対策として，残留熱除去系
による格納容器除熱手段を整備している。
事故シーケンスグループ「高圧注水・減圧機能喪失」の重要事故シーケン
ス「過渡事象（給水流量の全喪失）＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗」
について有効性評価を行った。
上記の場合においても，過渡時自動減圧機能を用いた逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉自動減圧，低圧炉心スプレイ系等による原子炉注水及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱を実施することで，炉心の著しい損傷を防止することができる。
その結果，燃料被覆管最高温度及び酸化量，原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力並びに格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度は，評価項目を満足している。また，安定状態を維持することができる。
解析コード及び解析条件の不確かさの影響について確認した結果，運転員
等操作時間に与える影響及び評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，対策の有効性が確認できる範囲内において，操作時間余裕について確認した結果，操作が遅れた場合でも一定の余裕がある。
2.2-23

重大事故等対策に必要な要員は，災害対策要員にて確保可能である。また，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
以上のことから，事故シーケンスグループ「高圧注水・減圧機能喪失」において，過渡時自動減圧機能を用いた逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉自動減圧，低圧炉心スプレイ系等による原子炉注水及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱の炉心損傷防止対策は，選定した重要事故シーケンスに対して有効性であることが確認でき，事故シーケンスグループ「高圧注水・減圧機能喪失」に対して有効である。

2.2-24

凡例

２Ｃ非常用ディーゼル発電機，２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機

：安全機能の喪失を仮定する設備：評価上考慮しない設備

Ｇ

過渡時自動減圧機能

常設代替高圧電源装置
タービンへ

耐圧強化
ベント系

原子炉圧力容器

Ｇ

原子炉建屋
東側接続口

軽油貯蔵タンク

ドライウェル※3

格納容器圧力逃がし装置※3

サプレッション・チェンバ

2.2-25

代替
循環
冷却系 ↑
ポンプ
(Ａ)

残留熱除去系
海水系ポンプ（Ａ）
，
（Ｃ）

→
緊急用海水
ポンプ（Ａ），（Ｂ）→←
残留熱除去系ポンプ（Ａ）

残留熱除去系
ポンプ（Ｂ）

※2

→

※1

→

※2

※1 海へ

残留熱除去系
海水系ポンプ
（Ｂ）
，
（Ｄ）

→

低圧炉心スプレイ系ポンプ

残留熱除去系ポンプ（Ｃ）

←

高所東側
接続口

↑

常設低圧代替注水系↑ ポンプ（Ａ），（Ｂ）

海へ ※2

←

→

原子炉建屋
西側接続口

高所西側
接続口

→

※1

→

↑

サプレッション・プール

代替
循環
冷却系
ポンプ
(Ｂ)

→

高圧炉心
スプレイ系ポンプ

原子炉隔離時冷却系ポンプ

海

復水貯蔵タンク

代替淡水貯槽←常設高圧代替注水系ポンプ

第 2.2−1 図 高圧注水・減圧機能喪失時の重大事故等対策の概略系統図（1／2）（低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水段階）

凡例

２Ｃ非常用ディーゼル発電機，２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機

：安全機能の喪失を仮定する設備：評価上考慮しない設備

Ｇ

過渡時自動減圧機能

常設代替高圧電源装置
タービンへ

耐圧強化
ベント系

原子炉圧力容器

Ｇ

原子炉建屋
東側接続口

軽油貯蔵タンク

ドライウェル※3

格納容器圧力逃がし装置※3

サプレッション・チェンバ

2.2-26

代替
循環
冷却系 ↑
ポンプ
(Ａ)

残留熱除去系
海水系ポンプ（Ａ）
，
（Ｃ）

緊急用海水
ポンプ（Ａ），（Ｂ）※2

残留熱除去系
ポンプ（Ｂ）

残留熱除去系ポンプ（Ａ）

→

※1

→

※2

※1 海へ

→

低圧炉心スプレイ系ポンプ

残留熱除去系ポンプ（Ｃ）←↑

常設低圧代替注水系↑ ポンプ（Ａ），（Ｂ）

海へ ※2

←

→
残留熱除去系
海水系ポンプ
（Ｂ）
，
（Ｄ）

高所東側
接続口

→

←

※1

→

原子炉建屋
西側接続口

高所西側
接続口

→
→

↑

サプレッション・プール

代替
循環
冷却系
ポンプ
(Ｂ)

→

高圧炉心
スプレイ系ポンプ

原子炉隔離時冷却系ポンプ

海

復水貯蔵タンク

代替淡水貯槽←常設高圧代替注水系ポンプ

第 2.2−1 図 高圧注水・減圧機能喪失時の重大事故等対策の概略系統図（2／2）（低圧炉心スプレイ系による原子炉注水及び残留熱除去系による格納容器除熱段階）

凡(解析 上 の時刻)
(0秒)

例
：操 作・ 確 認（ 当直 運転 員 ）給水流量の全喪失：プ ラン ト 状態 （解 析）：判 断：解 析上 考 慮し ない 操作

原子炉水位低（レベル３）
設定点到達：重 大事 故 等対 応要 員（ 現 場） の作 業
：当 直運 転 員と 重大 事故 等 対応 要員（現 場） の 共同 作業

原子炉スクラムの確認 ※ １(約20秒)

高圧注水機能喪失の確認 ※ ２(約21分)

使用 済燃 料 プー ルの冷 却操 作原子炉水位異常低下（レベル２）設定点到達

主蒸 気隔 離 弁閉 止
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

再循 環系 ポ ンプ
トリ ップ の 確認 ※ ２

高圧 代替 注 水系の起 動操 作原子炉水位異常低下（レベル１）設定点到達

高圧 注水 機 能の回復 操作

過渡 時自 動 減圧 機能 のリセ ット 確 認 ※ ３

低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）の自動起動の確認 ※ ４Ａ(約31分)

低圧 注水 機 能以 外に 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 低 圧代 替注 水系（ 常設 ） によ る原 子炉 注 水操 作・代 替循 環 冷却 系に よる 原 子炉 注水 操 作
・制 御棒 駆 動水 圧系 によ る 原子 炉注 水 操 作
・ほ う酸 水 注入 系に よる 原 子炉 注水 操 作
・消 火系 に よる 原子 炉注 水 操作
・補 給水 系 によ る原 子炉 注 水操 作
・可 搬型 代 替注 水中 型ポ ン プを 用い た 低 圧代 替注 水系（ 可搬 型 ）の 原子 炉注 水 操作

過渡時自動減圧機能による原子炉自動減圧（逃がし安全弁（自動減圧機能）
2個自動開放）原子炉自動減圧の確認(約34分)

原子炉水位が燃料有効長頂部に到達※５※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

過 渡 時自 動減 圧機 能の 10 分 間タ イマ ー作 動 中に 高圧 代替 注 水系 の起 動 又 は高 圧注 水 機能 の回 復に 成
功し，原 子炉 水位 異 常低 下（ レベ ル１ ）設定 点以 上 に回 復し た場 合 は，タ イ マー がリ セッ ト され たことを 警報 復 帰に より 確認 す る。

※４

中 央 制御 室に て機 器 ラン プ表 示 ， 警報 ，ポ ン プ吐 出圧 力等 に て確 認す る 。

※５

原子炉水位が燃料有効長頂部以下となった場合は，格納容器雰囲気監視系等により格納容器内の水素・ 酸素 濃 度を 確認 する 。

※６

炉 心 損傷 は， 以下 に より 判断 す る （燃 料損 傷 が確 認さ れた 場 合は 炉心 損 傷 後の 手順 へ 移行）。
・ 格 納 容 器 雰 囲 気 放 射 線 モ ニ タγ 線 線 量 率 が ， 設 計 基 準 事 故 に お け る 原子 炉 冷 却 材 喪 失 時 の 追 加放
出量 に相 当 する 指示 値の 10 倍以 上 とな っ た場 合
な お ， 格 納容 器 雰 囲 気 放 射 線 モ ニ タ（ Ｄ ／ Ｗ ） 及 び格 納 容 器 雰 囲 気 放 射 線 モニ タ （ Ｓ ／ Ｃ ）に よ る 炉
心損 傷発 生 の判 断が でき な い場 合は ， 原 子炉 圧力 容 器温 度に より 判 断す る。

※７

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 るお それ 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 の いず れか 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 く燃 料有 効 長頂 部以 上で あ るこ とが 判 断 でき ない 場 合※８

原 子 炉水 位不 明の 場 合は ，原子 炉 圧力 容器 を 満水 とし ，原子 炉圧 力 とサ プ レッ ショ ン・チ ェン バ 圧力との 差圧 を 確認 する こと で ，原 子炉 水 位 が燃 料有 効 長頂 部以 上で あ るこ とを 確 認 する 。

※９

低 圧 炉心 スプ レイ 系 によ り，原子 炉水 位を 原 子炉 水位 低（ レベ ル３ ）設 定 点か ら原 子 炉水 位高（レ ベル８ ）設 定 点の 間に 維持 す る。

※１ ０

サ プレ ッシ ョン・プ ール 水温 度 が 32℃ に 到達 し，か つ 低圧 炉心 ス プレ イ 系に より 原 子炉 水位 が維 持
可能 であ る こと を確 認し ，残留 熱除 去系（低 圧注 水系 ）から 残留 熱除 去 系（ サプ レッ ショ ン・プ ー
ル冷 却系 ）に 切 り換 える 。解 析 上は ，原 子炉 水位 が 原子 炉水 位高（ レベ ル８ ）設 定点 に到 達 した 時
点で 切替 操 作を 開始 し， この 5 分後 に サ プレ ッシ ョ ン・ プー ル冷 却 を開 始す る 想 定と して い る。

※１ １

サ プレ ッシ ョン ・ プー ル冷 却 操 作の 開始 時 間は ，Ｍ ＡＡ Ｐ 解析 に基 づ く もの であ る 。

Ⅰ
炉心 損傷 な しの 継続 確認 ※６

原子炉水位不明
でないことの確認 ※７
水位不明ではない

水位 不明

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 ※８

原子炉水位が燃料有効長頂部以上に回復

原子炉水位の調整操作（低圧炉心スプレイ系） ※ ９

Ａ(約41分 ※ １ １ )

残留熱除去系（サプレッション・
プール冷却系）によるサプレッション・プール冷却操作 ※ １ ０【有 効性 評 価の 対象 とし て いな いが 他 に 取り 得る 手 段】
Ⅰ
常設 低圧 代 替注 水系 ポン プ を用 いた 低 圧 代替 注水 系（ 常設 ）によ る 原子 炉注 水が 実施 可能 で ある。
技術 基準 上 の全 ての 要求 事 項を 満た す こ とや 全て の プラ ント 状況 に おい て使 用 す るこ とは 困 難である が ，プ ラン ト 状況 によ っ ては ，代替 循環 冷却 系 ，制 御 棒駆 動水 圧 系 ，ほ う酸 水注 入系 ，消火 系，
補給 水系 及 び可 搬型 代替 注 水中 型ポ ン プ を用 いた 低 圧代 替注 水系 （ 可搬 型） に よ る原 子炉 注 水も 実
施可 能で あ る。

低圧炉心スプレイ系により原子炉水位を維持し，残留 熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格 納容
器除熱を継続する。また，機能喪失している設備 の 復旧に努めるとともに，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。

第 2.2−2 図

高圧注水・減圧機能喪失の対応手順の概要

2.2-27

高圧 注 水・ 減圧 機 能 喪失

経 過時 間0

実施箇所・必要要員数

当直発電長

1人

20

30

約20秒

1人

当直運転員
(中央制御室)

災害対策要員
（指揮者等）
当直運転員
(現場)

4人

70

80

90
分

25
時間

備 考

プラ ント 状 況判 断

中央監視
運転操作指揮約21分

原 子炉 水位 異常 低 下（ レベ ル １ ）設 定点 到 達
約31分

運転操作指揮補佐

過 渡時 自動 減圧 機 能自 動作 動

約34分
指揮者等

60

原 子炉 水位 異常 低 下（ レベ ル ２ ）設 定点 到 達

操作の内容
当直副発電長50

原子 炉ス ク ラム

操作項目
補佐

40

事象 発生

【 】は他作業後移動してきた要員

責任者

10

初動での指揮発電所内外連絡原 子炉 水位 燃料 有 効長 頂部 到 達
約41分

残 留熱 除去 系（ サ プレ ッシ ョ ン ・プ ール 冷 却系 ）へ の移 行

重大事故等対応要員(現場)● 原子 炉ス ク ラム の 確認
● ター ビン 停 止の 確 認●外部電源喪失の確認

状況判断

2人
A，B

外部電源喪失の確認及び非常用ディーゼル発電機等の自動起動の確認は，
外部電源がない場合に実施する●給水流量全喪失の確認
−

−

10 分

●再循環系ポンプトリップの確認●主蒸気隔離弁閉止及び逃がし安全弁（安全弁機 能）による原子炉圧力制御の確認●非常用ディーゼル発電機等の自動起動の確認●高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の 自動起動失敗の確認

高圧注水機能喪失の確認【 1人 】
A−−● 高 圧 炉 心 ス プ レイ 系 及 び 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 の手 動 起 動 操 作
（失敗）

2分

常設代替高圧電源装置による緊急用
母線の受電操作

【1人】
B

−

−

● 常設代 替高 圧電 源装 置2台 の起 動操作 及び緊急 用母 線の 受電操
作

4分

中央制御室からの高圧代替注水系起動操作【 1人 】
A−−●高圧代替注水系による原子炉注水の系統構成操作及び起動操作

高圧注水機能の回
復操作

−

2人
C，D

−

● 高圧 注水 機 能の 回 復操 作， 失 敗原 因 調 査

低圧注水機能の自
動起動確認

【1人】
A

−

−

●低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注 水系）の自動起
動確認

原子炉自動減圧の
確認

【1人】
A

−

−

● 逃が し安 全 弁（ 自 動減 圧機 能 ）2個の 自 動開 放 確認

原子炉水位の調整
操作(低圧炉心ス
プレイ系)

【1 人】
A

−

−

●低圧炉心スプレイ系による原子炉注水の調整操作

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール冷却操作

外部電源がない場合に実施する

解析上考慮しない

4分
適宜 実施
適宜 確認
適宜 確認
原子 炉水 位 を原 子炉 水位 低 （レ ベル ３ ） 設定 点か ら 原子 炉水 位高 （ レベ ル８ ） 設 定点 の間 に 維持

●残留熱除去系（低圧注水系）から残留熱除去系 （サプレッション・プール冷却系）への切替操作（1系列）
【1人】
B

−

−

4分

●残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系 ）によるサプレ
ッション・プール冷却状態の監視

【1人】
A

−

2人
A,B

−
20 分

●緊急用海水系による海水通水の系統構成操作及び起動操作

2人
C，D

解析上考慮 しない
スロッシングによる水位低下がある場合は代替燃
料プール冷却系の起動までに実施す る

適宜 実施

15 分

●代替燃料プール冷却系の起動操作
必要要員合計手順 上は 原子炉 水位燃料
有効 長頂 部回復 で実施するが，解析上は原子炉水位
高（レベ ル８） 到達から5
分後に開始

適宜 確認

●常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プー ル注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作
使用済燃料プールの冷却操作

解析上考慮しない

0人

第 2.2−3 図

高圧注水・減圧機能喪失時の作業と所要時間

2.2-28

解析上考慮 しない
25時間後ま でに実施 する

過渡時自動減圧機能作動による自動減圧（約 31 分）（原子炉水位異常低下（レベル１）信号＋10 分）

10
逃がし安全弁（安全弁機能）の開閉による圧力制御（最高値：約 7.79MPa[gage]）

8

原子炉圧力

原子炉圧力

(MPa[abs])（MPa[abs]）

6
低圧炉心スプレイ系の注水開始に伴い，炉心での蒸気発生量が増加し，原子炉圧力がわずかに上昇

主蒸気隔離弁閉止による圧力上昇

4

2

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2LOF99AG2NR001

第 2.2−4 図

原子炉圧力の推移

自動減圧（約 31 分）に伴う減圧沸騰
による水位上昇20

逃がし安全弁（安全弁機能）からの蒸気の流出による水位の低下

原子炉の減圧に伴い，ダウンカマ部にボイドが発生し，シュラウド外の二相水位が上昇

原子炉減圧に伴う蒸気

原子炉水位 （シュラウ ド内外水位）

原子炉水位（シュラウド内外水位）

流出による水位低下
シュラウド内（炉心上部プレナム）

15

レベル 8
レベル 3
レベル 2
低圧注水系等の注水による水位上昇10

レベル 1
燃料有効長頂部
シュラウド外シュラウド内（高出力燃料集合体）

5

燃料有効長底部

シュラウド内（炉心下部プレナム）

（ｍ）
(m)

注水 された未 飽和水に より炉心下 部プレナ ムのボイ ド率が低 下し，二相水位による満水が維持できなくなるため，水位が形成さ
れる

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2LOF99AG2NR001

第 2.2−5 図※

原子炉水位（シュラウド内外水位）の推移 ※シュラウド内外水位はボイドを含む場合は，二相水位を示している。

2.2-295000
原子炉水位高（レベル８）設定点到達による注水停止

4000

注水流量

注水流量

残留熱除去系（低圧注水系）
3 系列による注水

3000３／h) 2000/h）（m3(m低圧炉心スプレイ系
による注水

1000

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2LOF99AG2NR001

第 2.2−6 図

注水流量の推移

3000

2500

蒸気流量

蒸気流量

2000
過渡時自動減圧機能作動による自動減圧（約 31 分）（原子炉水位異常低下（レベル１）信号＋10 分）1500

原 子 炉 水 位 が 主蒸 気 管 の
高 さ に 到 達 し ，逃 が し 安
全弁から冷却材が流出

逃がし安全弁（安全弁機能）（原子炉圧力制御）

（t/h）
(t／h)
1000

500

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2LOF99AG2NR001

第 2.2−7 図

逃がし安全弁からの蒸気流量の推移

2.2-30500
過渡時自動減圧機能作動（2 個）による水量減少（約 31 分）

原子炉圧力容器内の保有水 量

原子炉圧力容器内の保有水量

（ｔ）
(t)

原子炉水位高（レベル８）
設定点到達による注水停止

400
逃がし安全弁（安全弁機能）の圧力制御による水量減少

300

200

100
低圧炉心スプレイ系による原子炉
注水の開始による水量回復

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2LOF99AG2NR001

第 2.2−8 図

原子炉圧力容器内の保有水量の推移

1200

1000

燃料被覆管温度

燃料被覆管温度(℃)（℃）

燃料被覆管最高温度発生（約 711℃，約 41 分）（発熱部 10 分割中，下から 7 番目の位置）

原子炉スクラム後の出力低下及び減圧に伴う冷却材飽和温度低下により燃料被覆
管温度が低下800

炉心露出による
燃料被覆管温度上昇

600
原子炉減圧による飽和温度の低下（約 31 分）

炉心再冠水により飽和温度付近まで低下

400

200

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2LOF99AG2NR001

第 2.2−9 図

燃料被覆管温度の推移

2.2-31

1.0E+6
蒸気冷却

核沸騰冷却（ボイド率に対応した値）

1.0E+5

核沸騰冷却（再冠水後）
遷移沸騰冷却

熱伝達係数

熱伝達係 数

膜沸騰冷却（冠水時）
噴霧流冷却（露出時）

1.0E+4
ボイド率増加に伴う熱伝達係数低下

1.0E+3(W／(m２・K))（W/(m2･K)）
1.0E+2

1.0E+1

燃料被覆管最高温度
発生位置露出燃料被覆管
最高温度発生位置再冠水

1.0E+0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2LOF99AG2NR001

第 2.2−10 図

燃料被覆管最高温度発生位置における熱伝達係数の推移

1.2

燃料被覆管最高温度
発生位置再冠水

燃料被覆管最高温度
発生位置露出

1

ボイド率

ボイド率

原子炉減圧に伴うボイド率の上昇（約 31 分）0.8

逃がし安全弁（安全弁機能）開閉によるボイド率増減

0.6

（−）
(−)
0.4

再冠水過程における
露出と冠水の繰り返しによるボイド率の増減

0.2

低圧炉心スプレイ系等の注水により炉心バイパス部から下部プレナム部に流入した未飽和水が炉心部に到達することでボイド率が低下する

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2LOF99AG2NR001

第 2.2−11 図

燃料被覆管最高温度発生位置におけるボイド率の推移

2.2-32

1.2
低圧炉心スプレイ系等の注水により炉心バイパス部から下部プレナム部に流入した未飽和水が炉心部に到達することでボイド率が低下する

1

ボイド率

ボイド率

原子炉減圧に伴うボイド率の上昇（約 31 分）0.8

0.6

逃がし安全弁（安全弁機能）
開閉によるボイド率増減

(−)
（−）
0.4

0.2

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2LOF99AG2NR001

第 2.2−12 図

高出力燃料集合体のボイド率の推移

1.2

1

ボイド率

ボイド率

0.8

原子炉圧力低下に伴うボイド率の上昇

0.6

（−）
(−)
低圧炉心スプレイ系の注水によるボイド率の低下

0.4

0.2
原子炉圧力低下に伴うボイド率の上昇（約 31 分）

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2LOF99AG2NR001

第 2.2−13 図

炉心下部プレナム部のボイド率の推移

2.2-33

10000
GEMP731
ORNL3626
ORNL3626(照射)燃 料被 覆管 の最 高温 度 及 び
円周方向応力の最高値

GEMP683
GEVNC(0.56℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(2.8 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(5.6 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(0.56℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

1000

円 周 方 向 の 応 力

GEVNC(2.8 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(5.6 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

円

NUREG-0630,DATA F(ORNL)周NUREG-0630,DATA H(KfK FABIOLA)NUREG-0630,DATA I(ORNL)

方NUREG-0630,DATA J(KfK)

向の

KfK(0.8〜1.6K/s)(REBEKA Single Rod)JNES(内圧破裂試験)

100

NFI他(内圧破裂試験)

応

ベストフィット曲線

力
平均値−２σ曲線2) ２ )
(N／mm
(N/mm

10

1
0

100

200

300

400

500

600

700

800

900

1000

1100

1200

1300

1400

1500

1600

燃 料 被 覆 管 温 度 (℃)

第 2.2−14 図

燃料被覆管破裂が発生した時点の燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係

2.2-34

0.8
ドライウェルサプレッション・チェンバ

格納容器圧力

格
納
容
器
圧
力

0.6

原子炉減圧に伴う格納容器圧力上昇

0.4

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）作動による圧力上昇の抑制(MPa[gage])(MPa[gage])

最高値：約 0.04MPa［gage］（約 17 時間）
ベント管の水没長さ分の水頭圧によるドライ
ウェルとサプレッション・チェンバの圧力差

0.2

0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TQUXGG23001

第 2.2−15 図

格納容器圧力の推移

300
ドライウェルサプレッション・チェンバ

格納容器雰囲気温 度

格
納
容
器
温
度

200

原子炉減圧に伴い原子炉内飽和温度が低下することで，圧力容器壁面（内表面）温度が低下し，熱伝導の遅れを伴って，圧力容器外表面の温度も低下する
ことで，格納容器気相部温度が低下する。また，格納容器気相部から壁面への伝熱により，格納容器気相部温度が低下する。

(℃)

(℃)

100

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
作動による温度上昇の抑制

最高値：約 90℃
（約 128 時間）

0
0

24

48

72

原子炉減圧に伴い，原子炉内の蒸気が流入することによる温度上昇

第 2.2−16 図

96

120

144

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TQUXGG23001

格納容器雰囲気温度の推移

2.2-35168

20

通常水位＋6.5m（約 13.5m）
通常水位＋5.5m（約 12.5m）
原子炉減圧に伴い，蒸気が流入するため水位が上昇

10ー

サプレッシ ョン・ プール水位

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ

ベントライン（約 15m）
15

ル
水
位

5

（m）

(m)
0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TQUXGG23001

第 2.2−17 図

サプレッション・プール水位の推移

300

逃がし安全弁を介し原子炉内の蒸気が流入することで水温が上昇
200

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による温度上昇の抑制ー

サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル 水 温 度

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ
ル
水
温
度

最高値：約 76℃
（約 6 時間）

100

（℃）

(℃)
0
0

24

48

72

96

120

144

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TQUXGG23001

第 2.2−18 図

サプレッション・プール水温度の推移

2.2-36168

第 2.2−1 表
操作及び確認

高圧注水・減圧機能喪失における重大事故等対策について（1／3）
手

順

常設設備

・原子炉がスクラムしたことを確認する。

−

高圧注水機能喪失の確認

・原子炉水位が，原子炉水位異常低下（レベル２）設定点に到達したことを確認する。
・高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の自動起動に失敗したことを確認する。
・高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の手動起動操作を実施し，手動起動に失敗したことを確認する。
・これらにより，高圧注水機能喪失と判断する。
・主蒸気隔離弁が閉止し，逃がし安全弁（安全弁機能）により原子炉圧力が制御されていることを確認する。
・再循環系ポンプがトリップしたことを確認する。
・高圧注水機能喪失の確認後，高圧代替注水系を起動する。

主蒸気隔離弁 ＊ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循
環系ポンプトリップ機能）
逃がし安全弁（安全弁機能） ＊

2.2-37

原子炉スクラムの確認

高圧代替注水系の起動操作

高圧注水機能の回復操作

・高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の回復操作を実施する。
＊

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
−
平均出力領域計装 ＊起動領域計装 ＊−原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
高 圧炉心 スプレイ系系 統流 量＊

原 子炉隔 離時冷却系系 統流 量＊

原子炉圧力 ＊
原子炉圧力（ＳＡ）

高圧代替注水系
サプレッション・
チェンバ ＊−−

高圧代替注水系系統流量−−：有効性評価上考慮しない操作
既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 2.2−1 表
操作及び確認
低圧炉心スプレイ系等の自動
起動の確認

原子炉自動減圧の確認

2.2-38原子炉水位の調整操作（低圧炉心スプレイ系）

高圧注水・減圧機能喪失における重大事故等対策について（2／3）
手

順

常設設備
低圧炉心スプレイ系＊
残留熱除去系（低圧注水系） ＊
サプレッション・
チェンバ ＊
非常用ディーゼル
発電機 ＊
軽油貯蔵タンク
・原子炉水位異常低下（レベル１）設定点到 過 渡 時 自 動 減 圧 機
達の 10 分後に過渡時自動減圧機能が作動す 能ることにより逃がし安全弁（自動減圧機能） 逃 が し 安 全 弁 （ 自
2 個が自動開放したことを確認する。
動減圧機能） ＊・原子炉水位が燃料有効長頂部に到達した場 非 常 用 窒 素 供 給 系
合は，炉心損傷がないことを継続的に確認 高圧窒素ボンベする。
・原子炉水位が，原子炉水位異常低下（レベル１）設定点に到達した時点で低圧炉心ス
プレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）
が自動起動したことを確認する。
・外部電源が喪失している場合には，非常用ディーゼル発電機が自動起動し，非常用母線に電源を供給する。

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
−
原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
低 圧炉心 スプレイ系ポ ンプ 吐出圧力 ＊残 留熱除 去系ポンプ吐 出圧 力＊−

原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉圧力 ＊
原子炉圧力（ＳＡ）
格 納容器 雰囲気放射線 モニ タ
（Ｄ／Ｗ） ＊
格 納容器 雰囲気放射線 モニ タ（Ｓ／Ｃ） ＊
原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
低 圧炉心 スプレイ系ポ ンプ 吐出圧力 ＊残 留熱除 去系ポンプ吐 出圧 力

・原子炉減圧により低圧炉心スプレイ系及び 低 圧 炉 心 ス プ レ イ −残留熱除去系（低圧注水系）からの原子炉 系 ＊注水が開始され，原子炉水位が回復したこ 残 留 熱 除 去 系 （ 低とを確認する。
圧注水系） ＊
・原子炉水位回復後は，原子炉水位低（レベ サ プ レ ッ シ ョ ン ・ル３）設定点から原子炉水位高（レベル８） チェンバ ＊設定点の間に維持する。
非常用ディーゼル＊
発電機 ＊
軽油貯蔵タンク＊ 既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 2.2−1 表
操作及び確認

高圧注水・減圧機能喪失における重大事故等対策について（3／3）
手順

2.2-39残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプ
レッション・プール冷却操作

・サプレッション・プール水温度が 32℃に到達し，かつ低圧炉心スプレイ系により原子炉水位が維持可能であることを確認する。
・残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によりサプレッション・プール冷却操作を開始する。

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による冷温停止操作

・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。

使用済燃料プールの冷却操作

・代替燃料プール冷却系等を用いて使用済燃料プールへの注水及び冷却を実施する。
＊

常設設備
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系） ＊残留熱除去系海水系＊
サプレッション・
チェンバ ＊
非常用ディーゼル
発電機 ＊
軽油貯蔵タンク
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系） ＊残留熱除去系海水系＊
非常用ディーゼル
発電機 ＊
軽油貯蔵タンク−

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
−
サプ レッ ション・プ ール水温度＊
残留熱除去系系統流量 ＊−原子炉圧力 ＊
原子炉圧力（ＳＡ）
残留熱除去系系統流量 ＊−−：有効性評価上考慮しない操作
既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 2.2−2 表
項

主要解析条件（高圧注水・減圧機能喪失）（1／5）

初期条件

2.2-40目

主要解析条件

解析コード

原子炉側：ＳＡＦＥＲ
格納容器側：ＭＡＡＰ

本重要事故シーケンスの重要現象を評価できる解析コード

原子炉熱出力3,293MW

定格熱出力を設定

原子炉圧力（圧力容器ドーム部）

6.93MPa[gage]

定格圧力を設定

原子炉水位

通常運転水位（セパレータ
スカート下端から＋126cm）

通常運転水位を設定

炉心流量48,300t／h

定格流量を設定

炉心入口温度

約 278℃

熱平衡計算による値

炉心入口サブクール度

約 9℃

熱平衡計算による値

燃９×９燃料（Ａ型）

料

燃料棒最大線出力密度44.0kW／m

原子炉停止後の崩壊熱

ＡＮＳＩ／ＡＮＳ-5.1-1979（燃焼度 33GWd／t）

格納容器圧力5kPa[gage]

格納容器雰囲気温度

57℃

条件設定の考え方

９×９燃料（Ａ型）と９×９燃料（Ｂ型）は，熱水力的な特性はほぼ同等であり，その他の核的特性等の違いは燃料棒最大線出力密度の保守性に包含されることから，代表的に９×９燃料（Ａ型）を設定
初期の燃料棒線出力密度が大きい方が燃料被覆管温度に対して厳しい設定となるため，保安規定の運転上の制限における上限値を設定
崩壊熱が大きい方が原子炉水位低下及び格納容器圧力上昇の観点で厳しい設定となるため，崩壊熱が大きくなる燃焼度の高い条件として，1 サイクルの運転期間（13 ヶ月）に調整運転期間（約 1 ヶ月）を考慮した運転期間に対応する燃焼度を設定（通常運転時においてサイクル末期の炉心平均燃焼度
が 33GWd／t 以下となるよう燃料を配置する。）
格納容器圧力の観点で厳しい高めの設定として，通常運転時の圧力を包含す
る値を設定
ドライウェル内ガス冷却装置の設計温度を設定

第 2.2−2 表
項目

主要解析条件（高圧注水・減圧機能喪失）（2／5）

主要解析条件

初期条件

格納容器体積5,700m３（ドライウェル）格納容器体積
空間部：4,100m３（サプレッション・チェンバ） 液相部：3,300m３
サプレッション・プール
6.983m
水位（通常水位−4.7cm）
サプレッション・プール
32℃
水温度
ベント管真空破壊装置
3.45kPa（ドライウェル−サプレ
作動差圧ッション・チェンバ間差圧）

事故条件

2.2-41

起因事象

給水流量の全喪失

安全機能の喪失に対する仮定

高圧注水機能喪失
原子炉減圧機能喪失

外部電源

外部電源あり条件設定の考え方
設計値を設定サプレッション・プールでの圧力抑制効果が厳しくなる少なめの水量として，保安規定の運転上の制限における下限値を設定
サプレッション・プールでの圧力抑制効果が厳しくなる低めの水位として，
保安規定の運転上の制限における下限値を設定
サプレッション・プールでの圧力抑制効果が厳しくなる高めの水温として，保安規定の運転上の制限における上限値を設定
設計値を設定運転時の異常な過渡変化の中で原子炉水位の低下が早く，炉心損傷までの余裕時間が短い給水流量の全喪失を設定
高圧注水機能として高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系，原子炉減圧機能として自動減圧系の機能喪失を設定
原子炉スクラムが原子炉水位低（レベル３）信号にて発生し，再循環系ポン
プトリップが原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて発信するため，原子炉水位の低下が大きくなり，炉心の冷却の観点で厳しくなる外部電源ありを設定

第 2.2−2 表
項

主要解析条件（高圧注水・減圧機能喪失）（3／5）

2.2-42

重大事故等対策に関連する機器条件

目

主要解析条件

原子炉スクラム

原子炉水位低（レベル３）信号（遅れ時間：1.05 秒）

設計値を設定主蒸気隔離弁

原子炉水位異常低下（レベル２）信号で閉止設計値を設定ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環系ポンプ
トリップ機能）原子炉水位異常低下（レベル２）信号で全台トリップ

設計値を設定逃がし安全弁（原子炉圧力制御）
安全弁機能
7.79MPa[gage]×2 個，385.2t／h（1 個当たり）8.10MPa[gage]×4 個，400.5t／h（1 個当たり）8.17MPa[gage]×4 個，403.9t／h（1 個当たり）8.24MPa[gage]×4 個，407.2t／h（1 個当たり）8.31MPa[gage]×4 個，410.6t／h（1 個当たり）（原子炉減圧時）逃がし安全弁（自動減圧機能）2 個を開放することによる原子炉減圧
作動時間：原子炉水位異常低下（レベル１）設定点到達から 10 分後＜原子炉圧力と逃がし安全弁蒸気流量の関係＞
（7弁）

2000

蒸
1500

流
量

1000

（t/h）

（2弁）
500

0
0

2

4

6

原 子 炉 圧 力（MPa[abs]）8

設計値を設定なお，安全弁機能は逃がし弁機能に比べて原子炉圧力が高めに維持され，原子炉減圧操作時に原子炉圧力が所定の圧力に到達するまでの時間が遅くなるため，事象発生初期において高圧注水機能が喪失し低圧注水機能を用いて原子炉注水操作を実施する事故シーケンスにおいては，評価項目に対して厳しい条件となる

逃がし安全弁の設計値に基づく原子炉圧力と蒸気流量の関
係から設定

2500

気

条件設定の考え方10

第 2.2−2 表
項目

2.2-43

重大 事故等 対策 に関連する 機器 条件

低圧炉心スプレイ系

主要解析条件（高圧注水・減圧機能喪失）（4／5）（
主要解析条件

原子炉水位異常低下（レベル１）信号で自動起動
し，原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）
原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）設定
点 ま で回 復し た 以降 は原子炉 水位 を原 子 炉水 位
低（レベル３）設定点
設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の範囲に維持の範囲に維持条件設定の考え方
炉心冷却性の観点で厳しい設定として，設計基準事故の解析で用いる最小流量特性を設定

最小流量特性・注水流量：0m ３ ／h〜1,561m ３ ／h
・注水圧力：0MPa[
0MPa[dif]〜1.99MPa[dif]残留熱除去系（低圧注水系）

原子炉水位異常低下（レベル１）信号で自動起動
し 3 系統で注水
原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）
原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）設定点まで回復し，低圧炉心スプレイ系のみにより原子炉水位の維持が可能な場合は注水停止

炉心冷却性の観点で厳しい設定として，設計基準事故の解析で用いる最小流量特性を設定

最小流量特性（1 台当たり）・注水流量：0m ３ ／h〜1,676m ３ ／h
・注水圧力：0MPa[
0MPa[dif]〜1.55MPa[dif]残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）

伝熱容量：約 43MW
（サプレッション・プール水温度 100℃，海水温
度 32℃において）℃において）

熱交換器の設計性能に基づき，残留熱除去系の除熱性能を厳しくする観点で，過去の実績を包含する高めの海水温度を設
定

第 2.2−2 表項

目

重大事故等対策に関連する操作条件

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール冷却操
作

主要解析条件（高圧注水・減圧機能喪失）（5／5）
主要解析条件

条件設定の考え方

原子炉水位高（レベル８）設定点到達から 5 分後運転手順に基づき，原子炉水位の制御範囲（原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点）を踏
まえ，原子炉注水による炉心冷却達成後の操作として，運転モードの切替えに要する時間を考慮して設定

2.2-44

添付資料 2.2.1
安定状態について（高圧注水・減圧機能喪失）

高圧注水・減圧機能喪失時の安定状態については，以下のとおり。
原子炉安定停止状態：事象発生後，設計基準事故対処設備又は重大事故等対処
設備 を用 い た 炉 心 冷 却 が 維持 可 能で あ り ，ま た ，冷却 のため の設 備 が そ の 後 も 機 能維 持 でき ，か つ ，必 要な 要 員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合に安定停止状態が確立されたものとする。
格納容器安定状態 ：炉心冷却が維持された後に，設計基準事故対処設備又は重大事故等対処設備を用いた格納容器除熱により格納
容器圧力及び温度が安定又は低下傾向に転じ，また，格納容器除熱のための設備がその後も機能維持でき，かつ，必要な要員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合に安定状態が確立されたものとする。
【安定状態の確立について】
原子炉安定停止状態の確立について
逃がし安全弁により原子炉減圧状態を維持し，低圧炉心スプレイ系を用いた原子炉注水を継続することで，炉心の冷却は維持され原子炉安定停止状態が確立される。
格納容器安定状態の確立について
炉心冷却を継続し，事象発生の約 1 時間後に残留熱除去系による格納容器除熱 を 実 施 す る こ と で ，格 納 容 器 圧 力 及 び 雰 囲 気 温 度 は 安 定 又 は 低 下 傾 向 と な る 。
格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 は 1 50℃ を 下 回 る と と も に ， ド ラ イ ウ ェ ル 雰 囲 気 温 度 は ，
低 圧 注 水 継 続 の た め の 逃 が し 安 全 弁 の 機 能 維 持 が 確 認 さ れ て い る 126℃ を 上 回ることはなく，格納容器安定状態が確立される。
また，重大事故等対策時に必要な要員は確保可能であり，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
【安定状態の維持について】
上記の炉心損傷防止対策を継続することにより安定状態を維持できる。
また，残留熱除去系の機能を維持し除熱を継続することで，安定状態の維持が可能となる。
（ 添 付 資 料 2.1.2 別 紙 1）

添付 2.2.1-1

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

第 1-1 表分類

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＳＡＦＥＲ）（1／2）

重要 現象

崩壊 熱

崩壊熱モデル

燃料棒表面熱伝達モデル

炉心

添付 2.2.2-1

燃料棒表面熱伝達，沸騰 遷移，気液熱 非平 衡解析モデル

燃料 被覆 管酸化燃料 被覆 管変形

ジルコニウム−
水反応モデル

膨れ・破裂評価モデル

不確 かさ

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

入力値に含 まれ る。
最確 条件 を 包 絡 で き る 条 件 を 設 定 す る こ と に より崩壊熱を 大き くす るよ う 考慮 して い る 。
TBL，ROSA-Ⅲ の 実 験 解 析 に お い て ， 熱 伝 達 係 数を低 めに 評 価 す る 可 能 性 が あ り ， 他 の 解 析 モ デルの 不確 か さ と あ い ま っ て コ ー ド 全 体 と し て ，スプ レイ 冷 却 の な い 実 験 結 果 の 燃 料 被 覆 管 温 度に比べて最 大 50℃ 程度 高め に 評価 する 。 また ，
低圧 代替 注 水 系 に よ る 注 水 で の 燃 料 棒 冷 却 過 程にお ける 蒸 気 単 相 冷 却 又 は 噴 霧 流 冷 却 の 不 確 かさは＋20℃ 〜＋40℃ 程度 で ある 。
酸化 量及 び 酸 化 反 応 に 伴 う 発 熱 量 を よ り 大 き く
見積もる Baker-Just 式 によ る 計算 モデ ル を採 用しており， 保守 的な 結果 を 与え る。

「解 析 条件 を最 確 条件 と した 場合 の 運転 員等 操 作時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析 コー ド は，実 験 結果 の燃 料被 覆 管温 度に 比べ て 最大 50℃ 程度
高め に 評価 する こ とか ら ，解 析結 果 は燃 料棒 表 面の 熱伝 達 係数 を
小さ く 評価 する 可 能性 が ある 。よ っ て， 実際 の 燃料 棒表 面 での 熱伝達 は 大き くな り ，燃 料 被覆 管温 度 は低 くな る が， 事象 初 期の 原子炉 注 水は 低圧 炉 心ス プ レイ 系等 の 自動 起動 及 び過 渡時 自 動減 圧
機能 に よる 原子 炉 自動 減 圧に より 確 保さ れ， 燃 料被 覆管 温 度を 操
作開 始 の起 点と す る運 転 員等 操作 は ない こと か ら， 運転 員 等操 作
時間 に与 え る影 響は ない 。
解析 コ ード は， 酸 化量 及 び酸 化反 応 に伴 う発 熱 量の 評価 に つい て
保守 的 な結 果を 与 える た め， 燃料 被 覆管 温度 を 高め に評 価 する 可能性 が ある 。よ っ て， 実 際の 燃料 被 覆管 温度 は 低く なる が ，事 象
初期 の 原子 炉注 水 は低 圧 炉心 スプ レ イ系 等の 自 動起 動及 び 過渡 時
自動 減 圧機 能に よ る原 子 炉自 動減 圧 によ り確 保 され ，燃 料 被覆 管
温度 を 操作 開始 の 起点 と する 運転 員 等操 作は な いこ とか ら ，運 転員等 操作 時 間に 与え る影 響 はな い。
解析 コ ード は， 燃 料被 覆 管の 破裂 判 定に おい て おお むね 保 守的 な
判定 結 果を 与え ， 有効 性 評価 解析 に おけ る燃 料 被覆 管の 最 高温 度
は 711℃ で あり ， ベス ト フィ ット 曲 線の 破裂 判 断基 準に 対 して 十分な 余 裕が ある こ とか ら ，燃 料被 覆 管の 破裂 判 定の 不確 か さが 運
転員 等操 作 に与 える 影響 は ない 。

解析コードは，実験解析において熱伝達モデルの保守性により燃
料被覆管温度を高めに評価し，有効性評価解析においても燃料被覆管温度を高めに評価することから，評価項目となるパラメータに対 する 余 裕は 大き くな る 。

膨れ ・破 裂 は ， 燃 料 被 覆 管 温 度 と 円 周 方 向 応 力に基 づい て 評 価 さ れ ， 燃 料 被 覆 管 温 度 は 上 述 のよう に高 め に 評 価 さ れ ， 円 周 方 向 応 力 は 燃 焼 期
間中 の変 化 を 考 慮 し て 燃 料 棒 内 圧 を 大 き く 設 定
し保 守的 に 評 価 し て い る 。 し た が っ て ， ベ ス ト
フィ ット 曲 線 を 用 い る 場 合 も 破 裂 の 判 定 は お お
むね保守的 とな る。

解析コードは，酸化量及び酸化反応に伴う発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，燃料被覆管温度を高く評価すること
から ，評 価 項目 とな るパ ラ メー タに 対 す る余 裕は 大 きく なる 。

破裂発生前の被覆管の膨れ及び破裂発生の有無は，伝熱面積やギャップ熱伝達係数，破裂後の金属−水反応熱に影響を与え，燃料被覆管温度に影響を与える。解析コードは，燃料被覆管の破裂判定においておおむね保守的な判定結果を与え，有効性評価解析に
おけ る燃 料 被覆 管の 最高 温 度は 711℃ であ り，ベ ス トフ ィッ ト曲 線の破裂判断基準に対して十分な余裕があることから，燃料被覆管の破裂判定の不確かさにより，評価項目となるパラメータに与える影 響は な い。

添付資料 2.2.2

第 1-1 表
分類

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＳＡＦＥＲ）（2／2）

重要 現象

炉心

沸騰・ボ イド率変化，気液 分離（水位変 化 ）・対向流，三次 元効 果原子炉圧力容器

添付 2.2.2-2

沸騰・凝 縮・ボイ
ド率 変化 ，気液分
離（ 水位 変化）・
対向 流

解析モデル

二相流体の流動モデル

二相流体の流動モデル

冷却 材放 出（臨界流・ 差圧 流）臨界流モデルECCS 注 水（給水
系・代替 注水系含
む）

原子炉注水系モデル

不確 かさ

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

TBL，ROSA-Ⅲ，FIST-ABWR の 実験 解析 にお いて ，
二相 水位 変 化 は ， 解 析 結 果 に 重 畳 す る 水 位 振 動
成分 を除 い て ， 実 験 結 果 と お お む ね 同 等 の 結 果が得 られ て い る 。 低 圧 代 替 注 水 系 の 注 水 に よ る
燃料 棒冷 却 （ 蒸 気 単 相 冷 却 又 は 噴 霧 流 冷 却 ） の不確かさは ＋20℃〜 ＋40℃ 程度 であ る 。
また，原子炉 圧 力の 評価 に おい て，ROSA-Ⅲで は，
LPCS スプレ イの 影 響に よ り 2MPa より 低 い圧 力
で系 統的 に 圧 力 低 下 を 早 め に 予 測 す る 傾 向 を 呈して おり ， 解 析 上 ， 低 圧 注 水 系 等 の 注 水 開 始 タ
イミ ング を 早 め る 可 能 性 が あ る が ， こ の 場 合 でも解 析コ ー ド は 被 覆 管 温 度 を 高 め に 評 価 し て おり， 評価 項 目 と な る パ ラ メ ー タ に 対 し て は 保 守的な結果を 与え る。
下部 プレ ナ ム の 二 相 水 位 を 除 き ， ダ ウ ン カ マ の
二相 水位 （ シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 ） に 関 す る 不 確 かさを 取り 扱 う 。 シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 に つ い て は ，
燃料 被覆 管 温 度 及 び 運 転 員 操 作 の ど ち ら に 対 しても 二相 水 位 及 び こ れ を 決 定 す る 二 相 流 動 モ デルの 妥当 性 の 有 無 は 重 要 で な く ， 質 量 及 び 水 頭のバ ラン ス だ け で 定 ま る コ ラ プ ス ト 水 位 が 取 り
扱え れば 十 分 で あ る 。 こ の た め ， 特 段 の 不 確 かさを考慮す る必 要は ない 。
TBL，ROSA-Ⅲ，FIST-ABWR の 実験 解析 にお いて ，
圧力 変化 は 実 験 結 果 と お お む ね 同 等 の 解 析 結 果が得 られ て お り ， 臨 界 流 モ デ ル に 関 し て 特 段 の不確かさを 考慮 する 必要 は ない 。

運転 操 作は シュ ラ ウド 外 水位 （原 子 炉水 位計 ） に基 づく 操 作で あるこ と から ，運 転 員等 操 作時 間に 与 える 影響 は 原子 炉圧 力 容器 の分類 にて 示 す。

解析コードは，燃料被覆管温度に対して，解析結果に重畳する水位 振 動 に 伴 う 燃 料 棒 冷 却 の 不 確 か さ の 影 響 を 考 慮 す る と 20℃ 〜
40℃ 程 度 低 め に 評 価 す る 可 能 性 が あ る が ， 有 効 性 評 価 解 析 に お け
る燃 料被 覆 管の 最高 温度 は 711℃ であ り，評価 項目 に 対し て十 分な
余裕があることから，その影響は非常に小さい。また，低圧炉心スプレイ系に期待する場合，原子炉圧力の評価において，解析コ
ード は， 2MPa より 低い 圧 力で 系統 的 に圧 力低 下を 早 めに 予測 する傾向を呈しており，低圧注水系等の注水開始タイミングを早める可能性があるが，この場合でも解析コードは被覆管温度を高めに評価することから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きく なる 。

解析 コ ード は， ダ ウン カ マ部 の二 相 水位 変化 を 適切 に評 価 する ことか ら， 運 転員 等操 作時 間 に与 える 影 響 は小 さい 。

解析コードは，ダウンカマ部の二相水位変化を適切に評価することか ら， 評 価項 目と なる パ ラメ ータ に 与 える 影響 は 小さ い。

解析 コ ード は， 原 子炉 圧 力変 化を 適 切に 評価 す るこ とか ら ，運 転員等 操作 時 間に 与え る影 響 は小 さい 。
破断 口 及び 逃が し 安全 弁 から の流 出 は， 圧力 容 器ノ ズル 又 はノ ズ
ルに 接 続す る配 管 を通 過 し， 平衡 均 質流 に達 す るの に十 分 な長 さであ る こと から ， 管入 口 付近 の非 平 衡の 影響 は 無視 でき る と考 えられ ，平 衡 均質 臨界 流モ デ ルを 適用 可 能 であ る。
「解 析 条件 を最 確 条件 と した 場合 の 運転 員等 操 作時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析コードは，原子炉圧力変化を適切に評価することから，評価
項目 とな る パラ メー タに 与 える 影響 は 小 さい 。
破断口及び逃がし安全弁からの流出は，圧力容器ノズル又はノズ
ルに接続する配管を通過し，平衡均質流に達するのに十分な長さであることから，管入口付近の非平衡の影響は無視できると考えられ ，平 衡 均質 臨界 流モ デ ルを 適用 可 能 であ る。
「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

入力値に含 まれ る。
各系 統の 設 計 条 件 に 基 づ く 原 子 炉 圧 力 と 注 水 流
量の 関係 を 使 用 し て お り ， 実 機 設 備 仕 様 に 対 して注 水流 量 を 少 な め に 与 え ， 燃 料 被 覆 管 温 度 を高めに評価 する 。

第 1-2 表
分類

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＭＡＡＰ）

重要 現象

炉心
原子炉
圧力容器

解析モデル

不確 かさ

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

崩壊 熱炉心モデル（原子炉出力及び崩壊熱）「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

ECCS 注 水 （ 給 水系・代替 注水設備含む ）安全系モデル（非常用炉心冷却系）

入力値に含 まれ る。
保守 的な 崩 壊 熱 を 入 力 値 に 用 い て お り ， 解 析 モ
デルの不確 かさ の影 響は な い。
入力値に含 まれ る。
保守 的な 注 水 特 性 を 入 力 値 に 用 い て お り ， 解 析
モデルの不 確か さの 影響 は ない 。

「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

格納容器モデル（格納容器の熱水力モデル）HDR 実験解 析で は，格納 容 器圧 力及 び 雰囲 気温 度につ いて ， 温 度 成 層 化 を 含 め て 傾 向 を よ く 再 現
でき るこ と を 確 認 し た 。 格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 を
十数℃程度 高め に， 格納 容 器圧 力 を 1 割 程度 高
めに 評価 す る 傾 向 が 確 認 さ れ た が ， 実 験 体 系 に起因 する も の と 考 え ら れ ， 実 機 体 系 に お い て は
この 種の 不 確 か さ は 小 さ く な る も の と 考 え ら れる。 また ， 非 凝 縮 性 ガ ス 濃 度 の 挙 動 に つ い て ，
解析 結果 が 測 定 デ ー タ と よ く 一 致 す る こ と を 確認した。
格納 容器 各 領 域 間 の 流 動 ， 構 造 材 と の 熱 伝 達 及び内部熱伝 導の 不確 かさ に おい ては ，CSTF 実験
解析 では ， 格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 及 び 非 凝 縮 性 ガ
ス濃 度の 挙 動 に つ い て ， 解 析 結 果 が 測 定 デ ー タとよく一致 する こと を確 認 した 。

解析 コー ド は，HDR 実験 解 析に おい て 区 画に よっ て 格納 容器 雰囲
気温 度を 十 数℃ 程度 ，格 納 容器 圧力 を 1 割程 度高 め に評 価す る傾
向が 確認 さ れて いる が， BWR の 格納 容 器 内の 区画 と は異 なる 等，
実験 体系 に 起因 する もの と 考え られ ， 実 機体 系に お いて は不 確か
さが 小さ く なる もの と推 定 され ，全 体 と して は格 納 容器 圧力 及び雰囲 気温 度 の傾 向を 適切 に 再現 でき て お り， また ， 格納 容器 圧力及び 雰囲 気 温度 を操 作開 始 の起 点と 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 ，格 納 容器 各領 域間 の 流動 ，構 造 材 との 熱伝 達 及び 内部 熱伝
導の 不確 か さに おい ては ，CSTF 実験 解 析 にお いて 格 納容 器雰 囲気
温度 及び 非 凝縮 性ガ スの 挙 動は 測定 デ ー タと 良く 一 致す るこ とを確認 して お り， その 差異 は 小さ く， 格 納 容器 圧力 及 び雰 囲気 温度を操 作開 始 の起 点と して い る運 転員 等 操 作は ない こ とか ら， 運転
員等 操作 時 間に 与え る影 響 はな い。

解析 コー ド は，HDR 実験 解 析に おい て 区画 によ って 格 納容 器雰 囲気
温度 を十 数 ℃程 度， 格納 容 器圧 力を 1 割 程度 高め に 評価 する 傾向が確 認さ れ てい るが ，BWR の格 納 容器 内の 区画 とは 異 なる 等，実験体系に起因するものと考えられ，実機体系においては不確かさが小さくなるものと推定され，全体としては格納容器圧力及び雰囲
気温度の傾向を適切に再現できていることから，評価項目となる
パラ メー タ に与 える 影響 は 小さ い。
また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導の 不確 か さに おい ては ，CSTF 実 験 解析 によ り格 納 容器 雰囲 気温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認していることから，評価項目となるパラメータに与える影響は
小さ い。

安全系モデル（非常用炉心冷却系）

入力値に含 まれ る。
ポン プ流 量 及 び 除 熱 量 は ， 設 計 値 に 基 づ き 与 え
られ てお り ， 解 析 モ デ ル の 不 確 か さ の 影 響 は ない。

「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

格納容器各領域
間の 流動

格納容器

添付 2.2.2-3

構造材との熱伝達及び内部熱伝
導気液界面の熱伝
達

サ プ レ ッ シ ョン・ プー ル冷却

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（1／5）
解析条件の不確かさ項

条件 設定 の 考え 方

目
解析条件

最確 条件

原子 炉熱 出力3,293MW

約 3,279MW〜
約 3,293MW（実 績値 ）

原子 炉圧力(圧力 容 器ド ーム部)

6.93MPa[gage]

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

定格 熱出 力 を設 定

定格 圧力 を 設定

通常 運転 水 位を 設定
通常 運転 水 位
（セパレ ー タス カー
ト下端か ら 約＋122cm〜約 ＋132cm）（実 績値 ）

炉心 流量48,300t／h（定格流量（100％流量））

定格流量の約 86％〜約 104％
（実績値）

初期条件

添付 2.2.2-4

原子 炉水位通常運転水位（セパレータスカー
ト下端から＋126cm）

定格 流量 を 設定

燃料

燃料 棒最大線出 力密度

９×９燃料(Ａ型)

44.0kW／m

装荷 炉心 ご と約 33 kW／ m〜
約 41kW／m（実 績値 ）

９ ×９ 燃 料 (Ａ 型 )と ９ ×９ 燃 料 (Ｂ型)は ， 熱 水力 的 な 特 性 はほ ぼ 同 等
であ り ，そ の他 の 核的 特性 等の 違 いは燃料棒最大線出力密度の保守性に包 含さ れ るこ とか ら ，代 表的 に ９
×９燃 料(Ａ 型)を 設 定
初期の燃料棒線出力密度が大きい
方が燃料被覆管温度に対して厳しい設 定と な る
この ため ，保安 規 定の 運転 上の 制 限にお ける 上 限値 を設 定

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

最確条件とした場合には最大線出力密度及び原子炉停止
後の崩壊熱が緩和される。最確条件とした場合の運転員
等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響
は，最大線出力密度及び原子炉停止後の崩壊熱にて説明する 。
最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，事故初期において主蒸気隔離弁が閉止し，原子炉圧力は逃がし安全弁により制御されるため，事象進展に及ぼす影響は小さいことから，運転員等
操作 時間 に 与え る影 響は な い。
最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，解析条件で設定した通常運転水位から高圧炉心スプレイ系等の自動起動信号が発信する原子炉水位異常低下（レベル２）までの原
子炉 水位 の 低下 量は 約 2m であ るの に 対し てゆ らぎ に よる
水位 低下 量 は約 40mm で あり 非常 に 小さ い 。し たが っ て，
事象進展に及ぼす影響は小さく，運転員等操作時間に与える 影響 は ない 。
最確条件とした場合には，炉心流量の運転範囲において解析条件から変動しうるが，事故初期において原子炉がスクラムするとともに，再循環ポンプがトリップするため，初期炉心流量が事象進展に及ぼす影響は小さいこと
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 (Ａ 型 )及 び ９ ×９
燃 料 (Ｂ 型 )の 混 在 炉 心 又 は そ れ ぞ れ 型 式 の 単 独 炉 心 と なる場 合が あ るが ，両型 式の 燃 料の 特性 は ほぼ 同等 で あり，
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 ない 。

最確条件とした場合には最大線出力密度及び原子炉停止
後の崩壊熱が緩和される。最確条件とした場合の運転員
等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響
は，最大線出力密度及び原子炉停止後の崩壊熱にて説明する 。
最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，事故初期において主蒸気隔離弁が閉止し，原子炉圧力は逃がし安全弁により制御されるため，事象進展に及ぼす影響は小さいことから，評価項目とな るパ ラ メー タに 与え る 影響 はな い 。
最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，解析条件で設定した通常運転水位から高圧炉心スプレイ系等の自動起動信号が発信する原子炉水位異常低下（レベル２）までの原
子炉 水位 の 低下 量は 約 2m であ るの に 対し てゆ らぎ に よる
水位 低下 量 は約 40mm で あり 非常 に 小さ い 。し たが っ て ，
事象進展に及ぼす影響は小さく，評価項目となるパラメ
ータ に与 え る影 響は ない 。
最確条件とした場合には，炉心流量の運転範囲において解析条件から変動しうるが，事故初期において原子炉がスクラムするとともに，再循環ポンプがトリップするため，初期炉心流量が事象進展に及ぼす影響は小さいことから ，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 には ，９ ×９ 燃料 (Ａ 型)及 び ９×９燃
料 (Ｂ 型 )の 混 在 炉 心 又 は そ れ ぞ れ 型 式 の 単 独 炉 心 と な る
場合 があ る が ，両 型式 の燃 料 の特 性は ほ ぼ同 等で あ るり，
炉心冷却性に大きな差は無いことから，評価項目となる
パラ メー タ に与 える 影響 は ない 。

最確条件は解析条件で設定している燃料棒線出力密度よりも小さくなる。このため，燃料被覆管温度の上昇が緩和されるが，事象初期の原子炉注水は低圧炉心スプレイ系等の自動起動及び過渡時自動減圧機能による原子炉自動減圧により確保され，燃料被覆管温度を操作開始の起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時
間に 与え る 影響 はな い。

最確条件は解析条件で設定している燃料棒線出力密度よりも小さくなる。このため，燃料被覆管温度の上昇が緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕 は大 き くな る。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（2／5）
解析条件の不確かさ

項

目
解析条件

原子 炉停 止後の
崩壊 熱

初期条件

添付 2.2.2-5

格納 容器 圧力ANSI/ANS-5.1-1979
燃焼度 33GWd／t

5kPa[gage]

条件 設定 の 考え 方

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

崩壊 熱が 大 きい 方が，原 子炉 水位 低
下及び格納容器圧力上昇の観点で厳し い設 定 とな る。この ため ，崩 壊熱が大きくなる燃焼度の高い条件と し て ，1 サ イク ル の 運 転 期 間(13ヶ 月)に 調 整 運 転 期 間(1 ヶ 月)を 考慮した運転期間に対応する燃焼度を設 定

最確条件は解析条件で設定している崩壊熱と同等以下となる。燃 焼度 33GWd／t の 場 合は，解 析条 件と 最確 条 件は同等であることから，運転員等操作時間に与える影響はない 。ま た，燃焼度 33GWd／t 未 満の 場合 は，原子 炉か ら
サプレッション・プールに流出する蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下は遅くなり，燃料被覆管温度の上昇は緩和されるが，事象初期の原子炉注水は低圧炉心スプレイ系等の自動起動及び過渡時自動減圧機能による原子炉自動減圧により確保されることから，運転員等操
作時間に与える影響はない。また，同様に格納容器圧力及び雰囲気温度並びにサプレッション・プール水位及びサプレッション・プール水温度の上昇が遅くなり，これらのパラメータを操作開始の起点とする運転員等操作はない こと か ら， 運転 員等 操 作時 間に 与 え る影 響は な い。
最確条件は解析条件で設定している格納容器初期圧力よりも小さくなる。このため，格納容器圧力が低めに推移
するが，これらのパラメータを操作開始の起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える
影響 はな い 。
最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，格納容器圧力が上昇し格納容器ス
プレイを実施した場合，ドライウェル雰囲気温度は飽和温度となり，初期温度のゆらぎ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 。
解析条件は最確条件と同等であり，事象進展に影響はな
いこ とか ら ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

最確条件は解析条件で設定している崩壊熱と同等以下となる。 燃 焼度 33GWd／t の 場 合は， 解 析条 件と 最確 条 件は同等であることから，評価項目となるパラメータに与える影 響は な い。ま た， 燃 焼度 33GWd／t 未 満の 場合 は， 燃料からの発熱が小さくなり，原子炉からサプレッション・プールに流出する蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下は緩和される。また，同様に格納容器圧力及び雰囲気温度並びにサプレッション・プール水位及びサプレッション・プール水温度の上昇は緩和されることか
ら，評価項目となるパラメータに対する余裕が大きくな
る。

最確 条件

燃焼 度
33GWd／t 以下（実 績値 ）

約 2.2kPa[gage]〜
約 4.7kPa[gage]（実 績値 ）

格納容器圧力の観点で厳しい高めの設 定と し て，通 常運 転 時の 圧力 を包含 する 値 を設 定

ドライウェル内ガス冷却装置の設
計温 度を 設 定
ドラ イウ ェル雰囲 気温度57℃

約 25℃ 〜約 58℃（実 績値 ）

格納 容器 体積
（ド ライ ウ ェル）

5,700m ３

5,700m ３（設 計値 ）

格納 容器 体積（サ プレ ッ ション・チェ ンバ）

空間部：4,100m ３
液相部：3,300m ３

空間 部：
約 4,092m ３ 〜
約 4,058m ３
液相 部：
約 3,308m ３ 〜
約 3,342m ３（実 績値 ）

設計 値を 設 定

サプ レッ シ ョン・プー ル での 圧力 抑制効果が厳しくなる少なめの水量とし て，保 安 規定 の運 転 上の 制限 におけ る下 限 値を 設定

最確条件とした場合には，格納容器体積（サプレッショ
ン・チェンバ）の液相部の運転範囲において解析条件より高めの水位となるが，ゆらぎの幅は非常に小さい。例
え ば ， サ プ レ ッ シ ョ ン ・プ ー ル の 水 量 は 3,300m ３ で あ る
のに 対し ，ゆら ぎ によ る水 量変 化 は約 42m ３ であ り，そ の割合 は初 期 保有 水量 の 1.3％ 程度 と非 常に 小さ い。した がって，事象進展に与える影響は小さいことから，運転員
等操 作時 間 に与 える 影響 は 小さ い。

最確条件は解析条件で設定している格納容器初期圧力よりも小さくなる。このため，格納容器圧力が低めに推移することから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大 きく な る。
最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，格納容器圧力が上昇し格納容器ス
プレイを実施した場合，ドライウェル雰囲気温度は飽和温度となり，初期温度のゆらぎ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。
解析条件は最確条件と同等であり，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 。
最確条件とした場合には，格納容器体積（サプレッショ
ン・チェンバ）の液相部の運転範囲において解析条件より高めの水位となるが，ゆらぎの幅は非常に小さい。例
えば，サ プレ ッシ ョ ン・プ ー ルの 水量 は 3,300m ３ であ る のに対 し， ゆ らぎ によ る水 量 変化 は 約 42m ３ であ り， そ の割合は 初期 保 有水 量の 1.3％ 程 度と 非常 に小 さい 。し たが って，事象進展に与える影響は小さいことから，評価項目とな るパ ラ メー タに 与え る 影響 は小 さ い 。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（2／5）
解析条件の不確かさ

項

目
解析条件

サプ レッ シ ョン・
プー ル水位初期条件

サプ レッ シ ョン・
プー ル水 温度

6.983m（通常運転水位-4.7cm）

32℃

添付 2.2.2-6

ベン ト管
真空 破壊 装置
作動 差圧

作動差圧：3.45kPa（ドライウェル−サ
プレッション・チェン
バ間差圧）

燃料 の容量

約 1,010kL

条件 設定 の 考え 方

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

サプ レッ シ ョン・プー ル での 圧力 抑制効果が厳しくなる低めの水位として，保安 規 定の 運転 上 の制 限に おける 下限 値 を設 定

最確条件とした場合には，サプレッション・プール水位の運転範囲において解析条件より高めの水位となるが，ゆらぎの幅は非常に小さい。例えば，サプレッション・
プー ル水 位が 6.983m の 時 の水 量は 3,300m ３ であ るの に対し， ゆら ぎ （0.087m）に よ る水 量変 化 は 約 42m ３ で あ り，
その 割合 は 初期 保有 水量 の 1.3％ 程度 と非 常に 小さ い。したがって，事象進展に与える影響は小さく，運転員等操
作時 間に 与 える 影響 は小 さ い。
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 と 同 等 以 下 と な る 。 32℃ の 場
合は，解析条件と最確条件は同等であることから運転員
等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 は な い 。 32℃ 未 満 の 場 合 は ， 格
納容器の熱容量は大きくなり，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。
解析条件と最確条件は同等であり，事象進展に影響はな
いこ とか ら ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

最確条件とした場合には，サプレッション・プール水位の運転範囲において解析条件より高めの水位となるが，ゆらぎの幅は非常に小さい。例えば，サプレッション・
プー ル水 位が 6.983m の時 の水 量は 3,300m ３ であ るの に 対し， ゆら ぎ （0.087m）に よ る水 量変 化 は 約 42m ３ で あり ，
その 割合 は 初期 保有 水量 の 1.3％ 程度 と非 常に 小さ い。したがって，事象進展に与える影響は小さく，評価項目となる パラ メ ータ に与 える 影 響は 小さ い 。
最確条件とした場合には，解析条件で設定しているサプ
レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 度 と 同 等 以 下 と な る 。 32℃ の 場
合は，解析条件と最確条件は同等であることから評価項
目 と な る パ ラ メ ー タ に 与 え る 影 響 は な い 。 32℃ 未 満 の 場
合は，格納容器の熱容量は大きくなり，格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇は遅くなるが，その影響は小さいことから，評価項目となるパラメータのパラメータに与える影 響は 小 さい 。

最確 条件

7.000m〜 7.070m（実 績値 ）

約 15℃ 〜約 32℃（実 績値 ）

作動差圧 ：3.45kPa（ドライウェル−サ
プレッシ ョ ン・チェ ン
バ間差圧 ）（設 計値 ）
約 1,010kL 以上（軽油貯 蔵 タン ク＋
可搬型設 備 用軽 油タンク ）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

設計 値を 設 定

軽油貯蔵タンクの管理下限値を設
定

管理 値下 限 の容 量と して 事 象発 生か ら 7 日間 後ま で に必
要な容量を備えており，燃料は枯渇しないことから運転
員等 操作 時 間に 与え る影 響 はな い。

解析条件と最確条件は同等であり，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 。

−

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（4／5）
解析条件の不確かさ項

条件 設定 の 考え 方

目

事故条件

解析条件

最確 条件

起因 事象

給水流量の
全喪失

−

安全 機能 の喪失に対 する 仮定

高圧注水機能喪失
減圧機能喪失−重大事故等対策に関連する機器条件

添付 2.2.2-7

外部 電源

外部電源あり−原子 炉ス クラム

原子炉水位低(レベル３)信号（遅れ時間 1.05 秒）

原子 炉水 位 低
(レベ ル ３)信号（遅れ時 間 1.05 秒 ）主蒸 気隔 離弁

原子炉水位異常低下（レベル２）信号
で閉止

原子炉水 位 異常 低下（レ ベル ２ ）信 号
で閉 止

ＡＴ ＷＳ 緩 和設備（代 替原 子 炉再循環
ポン プト リ ップ機能）

原子炉水位異常低下（レベル２）信号で全台トリップ

原子炉水 位 異常 低下（レ ベル ２ ）信 号
で全 台ト リ ップ

逃が し安 全弁

（原子炉 圧 力制 御時 ）（原子炉圧力制御時）
安全弁機能
安全弁機 能7.79MPa[gage]〜
7.79MPa[gage]〜
8.31MPa[gage]
8.31MPa[gage]385.2t／h（1 個当たり） 385.2t／h（ 1 個当たり）〜〜
410.6t／h（1 個当たり） 410.6t／ h（1 個当 た り）
（設 計値 ）
（原子炉自動減圧時）（原子炉 自 動減 圧時 ）過渡時自動減圧機能
過渡時自動減圧機能により逃がし安全弁
により逃がし安全弁（過渡時自動減圧機（過渡時自動減圧機
能）2 個を自動開放す能）2 個 を 自動 開放 することで原子炉を減ることで原子炉を減圧
圧

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響−−

外部電源がない場合でも，非常用母線は非常用ディーゼ
ル発電機等から自動的に受電されることで低圧炉心スプ
レイ系等の電源は確保されることから，運転員等操作時
間に 与え る 影響 はな い。

外部電源がない場合は，外部電源喪失に伴い原子炉スク
ラム，再循環ポンプトリップ等が発生するため，外部電源がある場合と比較して原子炉水位の低下は緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きく なる 。

解析条件と最確条件は同様であり，事象進展に影響はな
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り，事象進展に影響はな
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り，事象進展に影響はな
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
なお ，安全 弁機 能 は逃 がし 弁機 能 に比べて原子炉圧力が高めに維持され，原 子炉 減圧 操 作時 に原 子炉 圧 力が所定の圧力に到達するまでの時
間が 遅く な るた め ，事 象発 生初 期 において高圧注水機能が喪失し低圧
注水機能を用いて原子炉注水を実施す る事 故 シー ケン スに お いて は ，
評価項目に対して厳しい条件となる
逃がし安全弁の設計値に基づく原
子炉圧力と蒸気流量の関係から設定

解析条件は最確条件と同等であり，事象進展に影響はな
いこ とか ら ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

解析条件は最確条件と同等であることから，事象進展に影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない 。
なお，本事故シーケンスにおいては，事象発生初期において高圧注水機能が喪失し低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水を実施することから，逃がし弁機能に期待した場合は評価項目となる
パラ メー タ に対 する 余裕 は 大き くな る 。

解析条件は最確条件と同等であり，事象進展に影響はな
いこ とか ら ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

解析条件は最確条件と同等であり，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 。

運転時の異常な過渡変化の中で原子炉 水位 の 低下 が早 く ，炉 心損 傷 ま
での余裕時間が短い給水流量の全喪失 を設 定高圧注水機能として高圧炉心スプ
レイ 系及 び 原子 炉隔 離時 冷 却系 ，原
子炉減圧機能として自動減圧系の機能 喪失 を 設定
原子 炉ス ク ラム が原 子炉 水 位低（ レベル ３）信 号に て発 生 し，再循 環 ポ
ンプ トリ ッ プは ，原子 炉水 位異 常 低下（ レベ ル ２）信 号に て発 信す る ため，原 子炉 スク ラ ムま では 原子 炉 出
力が 高く 維 持さ れ ，原 子炉 水位 の 低
下が 大き く なり ，炉心 の冷 却の 観 点
で厳 しく な る外 部電 源あ り を設 定
設計 値を 設 定

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（5／5）
解析条件の不確かさ

項

目

低圧 炉心
スプ レイ系
重大事故等対策に関連する機器条件

添付 2.2.2-8

残留 熱除 去系
（低 圧注 水系）

残留 熱除 去系
（サ プレ ッ ション・プー ル冷 却系）

解析条件

最確 条件

原子炉水位異常低下（レベル１）信号にて自動起動
最小流量特性・注水流量：
0m ３ ／h〜1,561m ３ ／h

原子炉水位異常低下（レベル １）信 号に て
自動起動

・注水圧力：
0MPa[dif]〜
1.99MPa[dif]原子炉水位異常低下（レベル１）信号にて
3 系統自動起動
最小流量特性・注水流量：
0m ３ ／h〜1,676m ３ ／h

条件 設定 の 考え 方

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

炉心冷却性の観点で厳しい設定として ，設 計基 準事 故 の解 析で 用 いる
最小 流量 特 性を 設定

最確条件とした場合には，解析条件で設定した注水流量
よりもおおむね大きくなり，注水開始後の原子炉水位の回復が早くなることから，炉心冷却達成後に実施する残留熱除去系によるサプレッション・プール冷却操作の開始は 早く な る。

最確条件とした場合には，解析条件で設定した注水流量
よりもおおむね大きくなり，注水開始後の原子炉水位の回復が早くなることから，評価項目となるパラメータに対す る余 裕 は大 きく なる 。
また，本事故シーケンスでは，実挙動を考慮し，低圧炉
心ス プレ イ 系及 び残 留熱 除 去系（低 圧注 水系 ）3 系 統に よる原子炉注水に期待した評価を実施しているが，注水開
始タ イミ ン グ及 びが 遅く な る残 留熱 除 去 系（低 圧注 水 系）
1 系統 を想 定し た 場合 でも ，評 価項 目 を満 足す るこ と を確認し てい る 。
（添 付資 料 2.2.3）

熱交 換器 の 設計 性能 に基 づ き，残留熱除去系の除熱性能を厳しくする観点 で，過去 の実 績 を包 含す る 高めの海 水温 度 を設 定

最確条件とした場合には，解析条件で設定している海水
温 度 と 同 等 以 下 と な る 。 32℃ の 場 合 は ， 解 析 条 件 と 最 確
条件は同等であることから運転員等操作時間に与える影
響は ない 。32℃未 満 の場 合は，除 熱性 能 が向 上す る ため，
格納容器圧力及びサプレッション・プール水温度の上昇が遅くなるが，残留熱除去系（サプレッション・プール
冷却系）による格納容器除熱後にこれらのパラメータを操作開始の起点とする運転員等操作はないことから，運転員 等操 作 時間 に与 える 影 響は ない 。

最確条件とした場合には，解析条件で設定している海水
温 度 と 同 等 以 下 と な る 。 32℃ の 場 合 は ， 解 析 条 件 と 最 確
条件は同等であることから評価項目となるパラメータに
与 え る 影 響 は な い 。 32℃ 未 満 の 場 合 は ， 除 熱 性 能 が 向 上するため，格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇が緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕が大 きく な る。

・注水流 量 ：0m ３ ／ h 〜 1,561m ３ ／ h
以上
・注水圧 力 ：0MPa[dif]〜
1.99MPa[dif]原子炉水位異常低下（レベル １）信 号に て
3 系統 自動 起動
・注水流 量 ：0m ３ ／ h 〜 1,676m ３ ／ h
以上

・注水圧力：
0MPa[dif]〜
1.55MPa[dif]・注水圧 力 ：0MPa[dif]〜
1.55MPa[dif]熱交換器 1 基当たり
約 43MW（サプレッション・プ
ール水温度 100℃，海水温度 32℃において）熱交換器 1 基当 たり
約 43MW 以上（サプレ ッ ショ ン・プ
ール水温 度 100℃， 海
水 温 度 32 ℃ 以 下 に お
いて）

第3表
項

目

操作条件

添付 2.2.2-9

残留熱除去
系（サ プ レッショ ン・プール冷 却系 ）によるサプレ
ッシ ョン・プール冷却操作

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響

解析上の操作開始条件

原子炉水位
が原子炉水
位高（レベル８）設定点到達から 5 分後

条件設定の
考え方

残留熱除去系（低圧注水系）から残留熱除去系（サプレッション・プー
ル冷却系）への切替操作は，原子炉
水位の制御範囲（原子炉水位低（レベル３）設定
点から原子炉水位高（レベル８）
設定点）及び切替えに要する時間を考慮して設定

操作 の不 確 かさ 要因【認 知】
事故 時に は 重要 監視 パラ メ ータ であ る 原 子炉 水位 を 継続 監視 して い るた め，認知に 大幅 な 遅れ が生 じる こ とは 考え に く い 。さ らに ，当直 運 転員 の認 知 を助 け
るた めに 原 子炉 水位 の上 昇 に伴 い複 数 の 警報 が消 灯 又は 点灯 する こ とか ら，認知遅 れが 操 作開 始時 間に 影 響を 及ぼ す 可 能性 は非 常 に小 さい 。
【要 員配 置 】
中央 制御 室 での 操作 のみ で あり ，当 直運 転員 は中 央 制御 室に 常駐 し てい るこ とから ，要 員 配置 が操 作開 始 時間 に与 え る 影響 はな い 。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 移 動 が操 作開 始 時間 に与 える 影 響は ない 。
【操 作所 要 時間 】
残留 熱除 去 系の 低圧 注水 モ ード から サ プ レッ ショ ン・プー ル 冷却 モー ド への 切
換え 操作 と して 余裕 時間 を 含めて 4 分 を 設定 して い る。中 央 制御 室の 制 御盤 のスイ ッチ に よる 簡易 な操 作 であ り，操作 所要 時間 が 長く なる 可能 性 は十 分に 低
く， 操作 所 要時 間が 操作 開 始時 間に 影 響 を及 ぼす 可 能性 は非 常に 小 さい 。
【他 の並 列 操作 有無 】
原子 炉水 位 の調 整操 作を 並 列し て実 施 す る場 合が あ るが，異 なる 当直 運 転員 が実施 する こ とか ら， 他の 並 列操 作が 操 作 開始 時間 に 与え る影 響は な い。
【操 作の 確 実さ 】
中央 制御 室 の制 御盤 のス イ ッチ によ る 簡 易な 操作 の ため，誤 操作 は起 こ りに く
いこ とか ら ，誤 操作 等が 操 作開 始時 間 に 影響 を及 ぼ す可 能性 は非 常 に小 さい 。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響

左記のとおり操作不確かさ要因により操
作開始時間に与える影響は小さいことから，実態 の操 作 開始 時
間は解析上の設定とほぼ 同等 で ある 。
本操 作は ，解 析 コー ド
及び 解析 条 件（ 操作 条件を 除く 。）の 不確 かさにより操作開始時
間が早くなる可能性があ るが ，並 列 して 実施する場合がある原
子炉水位の調整操作とは異なる当直運転員が実施することから，この 他の 操 作に 与える 影響 は ない 。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

実態の操作開始時間
は解析上の設定とほぼ同等であることから，評価 項 目に 与え る
影響 はな い 。
解析コード及び解析
条件（操作条件を除く。）の 不 確か さに より，操作 開 始時 間が 早くなる可能性がある
が，この 場 合に は，格
納容器除熱の開始が早くなることで格納
容器圧力及び雰囲気
温度の上昇は緩和される 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。

残留 熱除 去 系（ サプ レ
ッシ ョン・プー ル冷 却系）によ る サプ レッ ション・プ ー ル冷 却操 作
開始までの時間は事
象発 生か ら 約 41 分 後
であ り，運 転操 作が 遅れる 場合 に おい ても ，
格納容器圧力が常設
低圧代替注水ポンプを用いた代替格納容器スプレイの実施基
準 で あ る 279kPa［gage］に 到達 する ま
での 時間 は ，高 圧注 水機能が喪失し低圧での代替原子炉注水のために原子炉を減圧することから格納容器への熱負荷の観点では本重要事故シーケン スと 同 様で あり ，
また ，低 圧 注水 機能 喪失を想定することから残留熱除去系による崩壊熱除去機能喪失も想定するため格
納容器圧力の上昇が継 続 す る 「 2.1
高圧・低圧注水機能喪失」に示 す とお り事 象
発生 から 約 14 時間 後
であ り，準 備時 間が 確
保で きる こ とか ら，時間余 裕が あ る。

中央制御室における操作のため，シミュレータ（模擬操作含む。）にて訓練実績を取得。
残留熱除去系（低圧注水系）から残留熱除去系（サプレッション・プー
ル冷却系）への切替操作は所要時間
を 4 分想 定 して いるところ，訓練実
績で は約 4 分。 想定の範囲内で意図している運転操作が実施可能である
こと を確 認 した 。

添付資料 2.2.3
高圧注水・減圧機能喪失時における低圧非常用炉心冷却系の作動台数の考え方

1.

はじめに
高圧注水・減圧機能喪失は，運転時の異常な過渡変化又は設計基

準 事 故 （ 原 子 炉 冷 却 材 喪 失 事 故 を 除 く 。） 発 生 後 ， 高 圧 注 水 機 能 が 喪
失 し ，か つ ，原 子 炉 減 圧 機 能 が 機 能 喪 失 す る 事 故 シ ー ケ ン ス で あ る 。
本事故シーケンスにおいては，低圧非常用炉心冷却系（以下「低圧Ｅ Ｃ Ｃ Ｓ 」 と い う 。） は 健 全 で あ り ， 自 動 起 動 す る こ と を 想 定 し て いることから，実機挙動を考慮し，低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去 系（ 低 圧 注 水 系 ）3 系 統 に よ る 原 子 炉 注 水 に 期 待 し た 評 価 を 実 施 している。
な お ，残 留 熱 除 去 系（ 低 圧 注 水 系 ）1 系 統 に よ る 原 子 炉 注 水 を 想 定
した場合でも，過渡時自動減圧機能を用いた逃がし安全弁（自動減圧 機 能 ）2 弁 に よ る 原 子 炉 減 圧 に よ り 評 価 項 目 を 満 足 す る こ と を 以 下のとおり確認している。

2.

残留熱除去系（低圧注水系）1 系統に期待した場合の解析結果
残 留 熱 除 去 系（ 低 圧 注 水 系 ）1 系 統 に よ り 原 子 炉 注 水 を 実 施 し た 場

合の解析結果を，第１表及び第 1 図から第 4 図に示す。
残留熱除去系（低圧注水系）は，低圧炉心スプレイ系と比較して吐出圧力が低く，原子炉減圧後の注水開始タイミングが遅くなること に よ り ，燃 料 被 覆 管 の 最 高 温 度 は 約 821℃ と な る が ，こ の 場 合 で も評価項目を満足することを確認した。

添付 2.2.3-1

第 1表

解析結果

感度解析ケース

ベースケース

低圧ＥＣＣＳ作動数

残 留 熱 除 去 系（ 低 圧 注 水 系 ）× 1

残 留 熱 除 去 系 （ 低 圧 注 水 系 ） ×3
低 圧 炉 心 ス プ レ イ 系 ×1

約 821℃（燃料被覆管の破裂なし）

約 711℃（燃料被覆管の破裂なし）

解析結果

解析ケース

燃料被覆管温度10
逃がし安全弁（安全弁機能）開閉による圧力制御（ 最 大 値 ： 約 7.79MPa[gage]）
過渡時自動減圧回路作動による自動減圧

8

原子炉圧力

6
主蒸気隔離弁閉鎖
による圧力上昇(MPa[abs]) 4
MPa[abs]）

2

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2LOF99AG76R001

第 1図

原子炉圧力の推移（感度解析ケース）

添付 2.2.3-2

自動減圧に伴う減圧沸騰
による水位上昇20

原子炉減圧による蒸気

原 子 炉 水 位（ シ ュ ラ ウ ド 内 外 水 位 ）逃がし安全弁からの蒸気の流出による水位の低下

流出により水位低下

炉心上部プレナム

15

レベル 8
レベル 3
レベル 2

低圧注水系の注水による水位上昇10

レベル 1
燃料有効長頂部

シュラウド外高出力燃料集合体

燃料有効長底部

5
炉心下部プレナム（ｍ）(m)

注水された冷却材により炉心下部プレナムのボイド率が低下し，二相水位による満水が維持できなくなるた
め，水位が形成される

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2LOF99AG76R001

第 2図

原 子 炉 水 位（ シ ュ ラ ウ ド 内 外 水 位 ）の 推 移（ 感 度 解 析 ケ ー ス ）

1200

1000

燃料被覆管温度）(℃ )燃 料 被 覆 管 最 高 温 度 発 生 （ 約 821℃ ， 約 43 分 ）（ 発 熱 部 10 分 割 中 ， 下 か ら 7 番 目 の 位 置 ）原子炉スクラム後の出力低下及び減圧に伴う冷却材飽
和温度低下により燃料被覆管温度が低下

800

炉心露出による
燃料被覆管温度上昇

600

炉心再冠水により飽和温度付近まで低下原子炉減圧による飽和温度の低下

400

200

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2LOF99AG76R001

第 3図

燃料被覆管温度の推移（感度解析ケース）

添付 2.2.3-3

10000
GEMP731
ORNL3626
ORNL3626(照射)燃料被覆管の最高温度及び円周方向応力の最大値

GEMP683
GEVNC(0.56℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(2.8 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)

円 周 方 向 の 応 力

GEVNC(5.6 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(0.56℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

1000

GEVNC(2.8 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(5.6 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

円

NUREG-0630,DATA F(ORNL)周NUREG-0630,DATA H(KfK FABIOLA)NUREG-0630,DATA I(ORNL)

方NUREG-0630,DATA J(KfK)
KfK(0.8〜1.6K/s)(REBEKA Single Rod)向のJNES(内圧破裂試験)

100

NFI他(内圧破裂試験)

応
ベストフィット曲線

力
平均値−２σ曲線(N／ mm２ )(N/mm2)
10

1
0

100

200

300

400

500

600

700

800

900

1000

1100

1200

1300

1400

1500

1600

燃 料 被 覆 管 温 度 (℃)

第 4図

燃料被覆管破裂が発生した時点の燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係

添付 2.2.3-4

添付資料 2.2.4
7 日間における燃料の対応について（高圧注水・減圧機能喪失）

保守的に全ての設備が，事象発生直後から 7 日間燃料を消費するものとして
評価する。
時系列

合計

判定

7 日間の
軽油消費量
約 755.5kL

軽油貯蔵タ
ンクの容量
は 約 800kL
であり，７日
間対応可能

7 日間の
軽油消費量
約 70.0kL

緊急時対策
所用発電機
燃料油貯蔵
タンクの容
量 は 約 75kL
であり，7 日間の対応可能

非常用ディーゼル発電機 2 台起動 ※１（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
1,440.4L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×2 台（運転台数）＝約 484.0kL
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機 1 台起動 ※２（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
775.6L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×1 台（運転台数）＝約 130.3kL
常設代替高圧電源装置 2 台起動 ※３（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
420.0L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×2 台（運転台数）＝約 141.2kL

緊急時対策所用発電機 1 台起動（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
411L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×1 台（運転台数）＝約 70.0kL※1

事故収束に必要なディーゼル発電機は非常用ディーゼル発電機 1 台であるが，保守的にディーゼル発電機 2 台の起動を仮定した。
※2 事故収束に必要ではないが，保守的に起動を仮定した。
※3 緊急用母線の電源を，常設代替高圧電源装置 2 台で確保することを仮定した。

添付 2.2.4-1

添付資料 2.2.5
常設代替交流電源設備の負荷（高圧注水・減圧機能喪失）

主要負荷リスト
起動順序【電源設備：常設代替高圧電源装置】
負荷容量
(kW)

主要機器名称緊急用母線自動起動負荷
・緊急用直流125V充電器
・その他必要な負荷
常設低圧代替注水系ポンプ
緊急用海水ポンプ
その他必要な負荷
代替燃料プール冷却系ポンプ

①
②
③
④

約 120
約 84
約190
約510
約4
約30

負荷起動時の最
大負荷容量(kW)

定常時の連続最
大負荷容量
(kW)

約 252

約 204

約 689

約 394

約1,376約908

約1,017約938

負荷 容量(kW)

7,000

6,000

5,000

4,000

3,000

常設 代替 高 圧電 源 装置 2台 の最 大 容量 2,760kW ※ １
常設 代替 高 圧電 源 装置 2台 の連 続 定格 容 量 2,208kW ※ ２

2,000

③

最大 負荷 容 量
約1,376kW

④

1,000

②
①

0

▲

1

24

常設代替高圧電源装置 2 台
起動
常設 代替 高 圧電 源 装置 の負 荷 積算 イ メー ジ
※1※2

常 設代替高圧電源装置定格出力運転時の容量（1,380kW×運 転台 数 ＝最 大 容量 ）常 設代替高圧電源装置定格出力運転時の 80％の容 量 （1,380kW×0.8×運 転台 数＝ 連続 定 格容 量 ）添付 2.2.5-1

経過 時間 (h)2.3

全交流動力電源喪失

2.3.1

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）

2.3.1.1(1)

事故シーケンスグループの特徴，炉心損傷防止対策

事故シーケンスグループ内の事故シーケンス
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）」に含まれる
事故シーケンスは，「1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すと

おり，①「外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋ＨＰＣＳ失敗（ＲＣＩＣ成功）」及び②「サポート系喪失（直流電源故障）（外部電源喪失）＋ＤＧ失敗＋ＨＰＣ
Ｓ失敗（ＲＣＩＣ成功）」である。

(2)

事故シーケンスグループの特徴及び炉心損傷防止対策の基本的考え方
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）」は，全交流
動力電源喪失後，蒸気駆動の原子炉隔離時冷却系が自動起動し設計基準事
故対処設備として期待する期間は運転を継続するものの，その期間を超えた後に蓄電池の直流電源供給能力の枯渇により機能喪失することで，原子炉へ注水する機能が喪失することを想定する。このため，原子炉圧力制御に伴い原子炉圧力容器内の蒸気が流出し，保有水量が減少することで原子炉水位が低下し，緩和措置が取られない場合には，原子炉水位の低下が継続し，炉心が露出することで炉心損傷に至る。
本事故シーケンスグループは，全交流動力電源が喪失した状態において，直流電源の枯渇により蒸気駆動の原子炉注水機能も喪失することで炉心損傷に至る事故シーケンスグループである。このため，重大事故等対策の有効性評価には，直流電源及び交流動力電源の供給機能に対する重大事故等
対処設備並びに交流動力電源を必要としない重大事故等対処設備に期待することが考えられる。
2.3.1-1

以上により，本事故シーケンスグループでは，一定期間の蓄電池からの給電を確保し蒸気駆動の原子炉注水機能を用いた原子炉注水により原子炉水位を維持し，その後，原子炉圧力容器を強制的に減圧し，可搬型の原子炉注水機能を用いて原子炉へ注水することによって炉心損傷の防止を図る。
また，可搬型の格納容器冷却機能を用いて格納容器冷却を実施するとともに，代替交流電源設備により交流動力電源を復旧し，最終的な熱の逃がし
場へ熱の輸送を行うことによって除熱を行い，格納容器破損の防止を図る。

(3)

炉心損傷防止対策
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）」において，炉心が著しい損傷に至ることなく，かつ十分な冷却を可能とするため，初期の対策として所内常設直流電源設備，原子炉隔離時冷却系，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧及び可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水手段を整備し，安定状態に向けた対策として，常設代替高圧電源装置からの給電後の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水手段を整備する。また，格納容器の健全性を維持するため，安定状態に向けた対策として，可搬型代替注水
中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却手段並びに常設代替高圧電源装置からの給電後の残留熱除去系（格
納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱手段を整備する。対策の概略系統図を第 2.3.1−1
図に，対応手順の概要を第 2.3.1−2 図に示すとともに，重大事故等対策の概要を以下に示す。また，重大事故等対策における手順と設備との関係を
第 2.3.1−1 表に示す。
本事故シーケンスグループにおける重要事故シーケンスにおいて必要な
2.3.1-2

要員は，災害対策要員（初動）24 名及び参集要員 6 名である。
災害対策要員（初動）の内訳は，当直発電長 1 名，当直副発電長 1 名，
運転操作対応を行うための当直運転員 5 名，指揮，通報連絡を行うための災害対策要員（指揮者等）4 名及び現場操作を行うための重大事故等対応
要員 13 名である。
参集要員の内訳は，タンクローリによる燃料給油操作を行うための重大事故等対応要員 2 名，可搬型代替注水中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調整操作を行うための重大事故等対応要員
2 名並びに可搬型代替注水中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の系統構成操作及び流量調整操作を行うための重大事故等対応要員 2 名である。
必要な要員と作業項目について第 2.3.1−3 図に示す。
なお，重要事故シーケンス以外の事故シーケンスについては，作業項目
を重要事故シーケンスと比較し，必要な要員数を確認した結果，災害対策要員（初動）24 名及び参集要員 6 名で対処可能である。
ａ．原子炉スクラム及び全交流動力電源喪失の確認
外部電源が喪失するとともに，非常用ディーゼル発電機等が全て機能喪失することで，全交流動力電源喪失となり，原子炉がスクラムしたことを確認する。また，主蒸気隔離弁が閉止し，逃がし安全弁（安全弁機能）により原子炉圧力が制御されるとともに，再循環系ポンプが停止したことを確認する。
原子炉スクラム及び全交流動力電源喪失の確認に必要な計装設備は，
平均出力領域計装，原子炉圧力等である。
ｂ．原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認
原子炉水位が原子炉水位異常低下（レベル２）設定点に到達した時点
2.3.1-3

で原子炉隔離時冷却系が自動起動したことを確認する。
原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認に必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域），原子炉隔離時冷却系系統流量等である。
ｃ．原子炉水位の調整操作（原子炉隔離時冷却系）
原子炉隔離時冷却系の起動により原子炉注水が開始され，原子炉水位が回復したことを確認する。また，原子炉水位回復後は，原子炉水位を
原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持する。
原子炉水位の調整操作（原子炉隔離時冷却系）に必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域）等である。
ｄ．早期の電源回復不能の確認
全交流動力電源喪失の確認後，中央制御室からの遠隔操作により外部電源の受電及び非常用ディーゼル発電機等の起動ができず，非常用母線の電源回復ができない場合，早期の電源回復不能と判断する。これにより，常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作を開始する。
ｅ．電源確保操作対応
早期の電源回復不能の確認後，非常用ディーゼル発電機等の機能回復
操作及び外部電源の機能回復操作を実施する。
ｆ．可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動
準備操作
全交流動力電源喪失に伴う低圧注水機能喪失の確認後，可搬型代替注
水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水準備を開始する。原子炉建屋内の現場操作にて原子炉注水に必要な系統構成操作を実施し，屋外の現場操作にて可搬型代替注水中型ポンプの準備，
2.3.1-4

ホース敷設等を実施後にポンプ起動操作を実施する。
ｇ．逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作
サプレッション・プール水温度がサプレッション・プール熱容量制限（原子炉が高圧の場合は 65℃）に到達したことを確認し，可搬型代替注
水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作が完了した後に，中央制御室からの遠隔操作により逃がし安全弁（自動減圧機
能）7 個を手動開放し，原子炉減圧を実施する。
逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作に必要な計装設備は，原子炉圧力等である。
原子炉水位が燃料有効長頂部に到達した場合は炉心損傷がないことを継続的に確認する。
炉心損傷がないことを継続的に確認するために必要な計装設備は，格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）及び格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）である。
ｈ．原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（可搬型））
逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作により，原子炉圧力が可搬型代替注水中型ポンプの吐出圧力を下回ると，原子炉注水が開始され，原子炉水位が回復したことを確認する。原子炉水位回
復後は，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位
高（レベル８）設定点の間で維持する。また，原子炉圧力の低下により原子炉隔離時冷却系が停止したことを確認する。
原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（可搬型））に必要な計装設備
は，原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域），低圧代替注水系原子炉注水流量等である。

2.3.1-5

ｉ．タンクローリによる燃料給油操作
タンクローリにより可搬型設備用軽油タンクから可搬型代替注水中型
ポンプに燃料給油を実施する。
ｊ．直流電源の負荷切離操作
早期の電源回復不能の確認後，中央制御室内及び現場配電盤にて所内
常設直流電源設備の不要な負荷の切離しを実施することにより 24 時間
後までの蓄電池による直流電源供給を確保する。
ｋ．可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作
全交流動力電源喪失に伴い崩壊熱除去機能を喪失しているため，格納
容器圧力及び雰囲気温度が上昇する。格納容器圧力が 279kPa[gage]に到達した場合又はドライウェル雰囲気温度がドライウェル設計温度である
171℃に近接した場合は，現場操作にて可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作を実施する。また，同じ可搬型代替注水中型ポンプを用いて原子炉注水操作を継続する。
可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作に必要な計装設備は，ドライウェル圧力，
サプレッション・チェンバ圧力，低圧代替注水系格納容器スプレイ流量，
サプレッション・プール水位等である。
ｌ．常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作
外部電源喪失の確認後，中央制御室からの遠隔操作により常設代替高圧電源装置から緊急用母線を受電する。
常設代替高圧電源装置による緊急用母線受電操作に必要な計装設備は，
緊急用Ｍ／Ｃ電圧である。
2.3.1-6

ｍ．常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作
早期の電源回復不能の確認後，中央制御室及び現場にて常設代替高圧
電源装置による非常用母線の受電準備操作を実施する。
ｎ．常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作
常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作及び非常用母線の受電準備操作の完了後，中央制御室からの遠隔操作により常設代替高圧
電源装置から緊急用母線を介して非常用母線を受電する。
常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作に必要な計装設備
は，Ｍ／Ｃ ２Ｃ及びＭ／Ｃ ２Ｄ電圧である。
ｏ．残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作並びに残留熱除去
系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・
プール冷却系）による格納容器除熱操作
常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作の完了後，残留熱除去系海水系の起動操作を実施する。その後，可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却を停止し，残留熱除去
系（低圧注水系）による原子炉注水操作並びに残留熱除去系（格納容器
スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
による格納容器除熱を実施する。
残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作並びに残留熱除去
系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プ
ール冷却系）による格納容器除熱操作に必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域），残留熱除去系系統流量等である。
ｐ．使用済燃料プールの冷却操作
代替燃料プール冷却系等を用いて使用済燃料プールへの注水操作及び2.3.1-7

冷却操作を実施する。

以降，炉心冷却は残留熱除去系（低圧注水系）を用いた原子炉注水により原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持することで継続的に実施し，格納容器除熱は，原
子炉注水の停止期間中に残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）により実施する。また，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。

2.3.1.2(1)

炉心損傷防止対策の有効性評価

有効性評価の方法
本事故シーケンスグループを評価する上で選定した重要事故シーケンス
は，「1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，外部電源喪失を起因事象とし，全ての非常用ディーゼル発電機等が機能喪失することで原子炉隔離時冷却系を除く注水機能が喪失する「外部電源喪失＋ＤＧ
失敗＋ＨＰＣＳ失敗（ＲＣＩＣ成功）」である。
本重要事故シーケンスでは，炉心における崩壊熱，燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移，燃料被覆管酸化，燃料被覆管変形，沸騰・ボイド率変化，気液分離（水位変化）・対向流，気液熱非平衡及び三次元効果，原子炉圧力容器における冷却材放出（臨界流・差圧流），沸騰・凝縮・ボイド率変化，気液分離（水位変化）・対向流及びＥＣＣＳ注水（給水系及び代替注水設備含む）
並びに格納容器における格納容器各領域間の流動，気液界面の熱伝達，構造材との熱伝達及び内部熱伝導，スプレイ冷却及びサプレッション・プー
ル冷却が重要現象となる。よって，これらの現象を適切に評価することが可能である長期間熱水力過渡変化解析コードＳＡＦＥＲ及びシビアアクシ
2.3.1-8デント総合解析コードＭＡＡＰにより，原子炉圧力，原子炉水位，燃料被覆管温度，格納容器圧力，格納容器雰囲気温度等の過渡応答を求める。なお，本有効性評価では，ＳＡＦＥＲコードによる燃料被覆管温度の評価結果は，ベストフィット曲線の破裂判断基準に対して十分な余裕があることから，燃料被覆管温度が高温となる領域において，燃料棒やチャンネルボ
ックスの幾何学的配置を考慮した詳細な輻射熱伝達計算を行うことで燃料被覆管温度をＳＡＦＥＲコードよりも低めに評価するＣＨＡＳＴＥコード
は使用しない。
また，解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，本
重要事故シーケンスにおける運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価する。

(2)

有効性評価の条件
本重要事故シーケンスに対する主要な解析条件を第 2.3.1−2 表に示す。
また，主要な解析条件について，本重要事故シーケンス特有の解析条件を以下に示す。
ａ．事故条件(a)

起因事象
起因事象として，送電系統又は所内主発電設備の故障等によって，外部電源が喪失するものとする。

(b)

安全機能の喪失に対する仮定
全ての非常用ディーゼル発電機等の機能喪失を想定し，全交流動力電源が喪失するものとする。

(c)

外部電源
起因事象として，外部電源が喪失することを想定している。
2.3.1-9

ｂ．重大事故等対策に関連する機器条件(a)

原子炉スクラム
原子炉水位低下を厳しくする観点で，外部電源喪失に伴うタービン
蒸気加減弁急閉信号及び原子炉保護系電源喪失による原子炉スクラムについては保守的に考慮せず，原子炉水位低（レベル３）信号により原子炉スクラムするものとする。

(b)

主蒸気隔離弁
主蒸気隔離弁は，外部電源喪失により制御電源である原子炉保護系

電源が喪失し，閉止するものとする。
(c)

再循環系ポンプ
再循環系ポンプは，外部電源喪失により駆動電源が喪失し，全台停止するものとする。
(d)

逃がし安全弁
逃がし安全弁（安全弁機能）にて原子炉冷却材圧力バウンダリの過度の圧力上昇を抑制するものとする。また，原子炉減圧には，逃がし
安全弁（自動減圧機能）7 個を使用するものとし，容量として，1 個当たり定格主蒸気流量の約 6％を処理するものとする。
（添付資料 2.3.1.1）(e)

原子炉隔離時冷却系
原子炉水位異常低下（レベル２）信号により自動起動し，136.7m ３／h（原子炉圧力 1.04MPa[gage]〜7.86MPa[gage]において）の流量で原子炉へ注水するものとする。原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）
設定点まで回復した以降は，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）
設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の範囲に維持する。また，
原子炉減圧時の可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系
2.3.1-10

（可搬型）による原子炉水位回復性能を確認する観点で，原子炉減圧と同時に注水を停止する。
(f)

残留熱除去系（低圧注水系）
残留熱除去系ポンプ 1 台を使用するものとし，非常用母線の受電が完 了 し た 後 に 手 動 起 動 し ， 0m ３ ／ h 〜 1,676m ３ ／ h （ 0MPa[dif] ※ 〜
1.55MPa[dif]において）の流量で原子炉へ注水するものとする。伝熱
容量は，熱交換器の設計性能に基づき 1 基当たり約 43MW（サプレッション・プール水温度 100℃，海水温度 32℃において）とする。なお，
原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持しつつ，原子炉注水の停止期間中に格納容器スプレイ又はサプレッション・プール冷却を実施するものとする。
※(g)MPa[dif]…原子炉圧力容器と水源との差圧（以下同様）

低圧代替注水系（可搬型）
可搬型代替注水中型ポンプ 2 台を使用するものとし，注水流量は，原子炉注水のみを実施する場合は，機器設計上の最小要求値である最小流量特性（注水流量：0m ３ ／h〜110m ３ ／h，注水圧力：0MPa[dif]〜
1.4MPa[dif]）とし，原子炉注水と格納容器スプレイを同時に実施する
場合は，50m ３ ／h（一定）を用いるものとする。また，原子炉水位が
原子炉水位高（レベル８）設定点まで回復した以降は，原子炉水位を
原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の範囲に維持し，交流動力電源復旧後の事象発生から 24 時間 5 分後に停止する。

(h)

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）
低圧代替注水系（可搬型）と同じ可搬型代替注水中型ポンプ 2 台を使用するものとし，スプレイ流量は，運転手順に基づき 130m ３ ／h（一2.3.1-11

定）を用いるものとする。また，格納容器圧力が 217kPa[gage]に到達した場合に停止し，279kPa[gage]に到達した場合に再開し，交流動力
電源復旧後の事象発生から 24 時間 5 分後に停止する。
(i)

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプ
レッション・プール冷却系）
残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水を停止している期間に 1.9×10 ３ m ３ ／h の流量で格納容器へスプレイするものとし，そのう
ち 95％をドライウェルへ，5％をサプレッション・チェンバへ分配す
るものとする。なお，格納容器スプレイ実施中に格納容器圧力が13.7kPa[gage]に到達した時点でサプレッション・プール冷却運転に切り替える。
伝熱容量は，熱交換器の設計性能に基づき 1 基当たり約 43MW（サプレッション・プール水温度 100℃，海水温度 32℃において）とする。

ｃ．重大事故等対策に関連する操作条件
運転員等操作に関する条件として，「1.3.5

運転員等の操作時間に対する仮定」に示す分類に従って以下のとおり設定する。
(a)

交流動力電源は 24 時間使用できないものとし，事象発生から 24 時
間後に常設代替高圧電源装置により非常用母線への給電を開始する。

(b)

所内常設直流電源設備は，事象発生から 1 時間経過するまでに中央制御室にて不要な負荷を切り離し，事象発生から 8 時間後に現場にて不要な負荷の切離しを実施する。

(c)

逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原
2.3.1-12

子炉注水操作）は，余裕時間を確認する観点で事象発生の 8 時間後に可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作が完了するものとし，原子炉減圧操作に要する時間を考慮して，事象発生から 8 時間 1 分後に実施する。なお，全交流動
力電源喪失時において，直流電源の容量やポンプ室の温度上昇等を考慮しても，少なくとも事象発生から 8 時間後まではサプレッション・プールを水源とした原子炉隔離時冷却系による原子炉注水が継続可能であることを確認している。
(d)

可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作は，格納容器圧力が279kPa[gage]に到達した場合に実施する。

(e)

残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作は，常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作の完了後に残留熱除去系の起動操作に要する時間を考慮して，事象発生から 24 時間 10 分後に実施
する。

(3)

有効性評価の結果
本重要事故シーケンスにおける原子炉圧力，原子炉水位（シュラウド内外水位） ※ ，注水流量，逃がし安全弁からの蒸気流量及び原子炉圧力容器内の保有水量の推移を第 2.3.1−4 図から第 2.3.1−8 図に，燃料被覆管温度，燃料被覆管最高温度発生位置における熱伝達係数，燃料被覆管最高温度発生位置におけるボイド率，高出力燃料集合体のボイド率，炉心下部プ
レナム部のボイド率の推移及び燃料被覆管破裂が発生した時点の燃料被覆
2.3.1-13管温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係を第 2.3.1−9 図から第 2.3.1−14 図に，格納容器圧力，格納容器雰囲気温度，サプレッション・プール
水位及びサプレッション・プール水温度の推移を第 2.3.1−15 図から第2.3.1−18 図に示す。
※

炉心冷却の観点ではシュラウド内水位に着目し，運転員操作の観点ではシュ
ラウド外水位に着目するためシュラウド内外水位を合わせて示している。なお，シュラウド内は炉心部で発生するボイドを含む水位であることから，原子炉水位が低下する過程ではシュラウド外水位と比較して高めの水位を示す。

ａ．事象進展全交流動力電源喪失後，原子炉スクラム，主蒸気隔離弁の閉止及び再循環系ポンプの停止が発生し，原子炉水位が原子炉水位異常低下（レベル２）設定点に到達すると，原子炉隔離時冷却系が自動起動し，原子炉への注水が開始されることで，原子炉水位は維持される。
所内常設直流電源設備は，事象発生から 1 時間経過するまでに中央制御室にて，事象発生から 8 時間後に現場にて不要な負荷の切離しを実施することにより，24 時間にわたり重大事故等の対応に必要な設備に電源を供給可能である。
（添付資料 2.3.1.2）
事象発生の 8 時間後に可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注
水系（可搬型）の起動準備操作が完了した時点で，逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個の手動による原子炉減圧操作を実施する。逃がし安全弁（自動減圧機能）開放による蒸気流出によって原子炉水位が一時的に低下するが，可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水が開始されることで原子炉水位は回復し，炉心の冷却は維持される。なお，原子炉隔離時冷却系は，原子炉減圧と同時に停止
2.3.1-14

する想定とする。
（添付資料 2.3.1.3）
事象発生から 24 時間後に常設代替高圧電源装置による非常用母線への交流動力電源供給を開始し，その後中央制御室からの遠隔操作により残留熱除去系（低圧注水系）を起動し，原子炉注水を開始することで，その後も炉心の冷却は維持される。
また，全交流動力電源喪失に伴い崩壊熱除去機能が喪失しているため，原子炉圧力容器内で発生した蒸気が逃がし安全弁を介して格納容器内に放出されることで，格納容器圧力及び雰囲気温度は徐々に上昇する。このため，事象発生の約 13 時間後に格納容器圧力が 279kPa[gage]に到達した時点で，可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ
冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作を開始し，事象発生の 24 時間
後に交流動力電源が復旧した時点で残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作を実施することで，格納容器圧力及び雰囲気温度は安定又は低下傾向となる。

ｂ．評価項目等
燃料被覆管温度は，第 2.3.1−9 図に示すとおり，炉心冷却が維持され，初期値（約 309℃）以下にとどまることから，評価項目である 1,200℃を下回る。燃料被覆管の最高温度は，高出力燃料集合体で発生している。
また，燃料被覆管の酸化量は，酸化反応が著しくなる前の燃料被覆管厚さの 1％以下であり，評価項目である 15％を下回る。
原子炉圧力は，第 2.3.1−4 図に示すとおり，逃がし安全弁（安全弁機能）の作動により，約 8.16MPa[gage]以下に維持される。このため，原2.3.1-15

子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力は，原子炉圧力と原子炉圧力容
器底部圧力との差（0.3MPa 程度）を考慮しても，約 8.46MPa[gage]以下であり，評価項目である最高使用圧力の 1.2 倍（10.34MPa[gage]）を下回る。
格納容器圧力は，第 2.3.1−15 図に示すとおり，全交流動力電源喪失に伴い崩壊熱除去機能が喪失しているため，原子炉で発生した蒸気が格納容器内に放出されることによって，事象発生後に上昇傾向が継続する
が，可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱により低下傾向となる。事象発生の約 13 時間後に最高値の約0.28MPa[gage]となるが，格納容器バウンダリにかかる圧力は，評価項目である最高使用圧力の 2 倍（0.62MPa[gage]）を下回る。格納容器雰囲気
温度は，第 2.3.1−16 図に示すとおり，事象発生の約 23 時間後に最高値の約 141℃となり，以降は低下傾向となっていることから，格納容器バ
ウンダリにかかる温度は，評価項目である 200℃を下回る。
第 2.3.1−5 図に示すように，原子炉隔離時冷却系及び可搬型代替注水
中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水を継続することで，炉心の冠水状態が維持され，炉心冷却が維持される。また，
第 2.3.1−15 図及び第 2.3.1−16 図に示すように，事象発生の約 24 時間
後に，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水並びに残留熱除去
系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プ
ール冷却系）による格納容器除熱を実施することで，高温停止での安定状態が確立する。
（添付資料 2.3.1.4）
2.3.1-16

安定状態が確立した以降は，原子炉建屋ガス処理系及び中央制御室換
気系を起動し，また，機能喪失している設備の復旧に努めるとともに，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）により冷温停止状態とする。
以上により，本評価では，「1.2.1.2

有効性を確認するための評価項

目の設定」に示す(1)から(4)の評価項目について，対策の有効性を確認した。

2.3.1.3

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲としては，運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価する。
本重要事故シーケンスでは，全交流動力電源の喪失後，原子炉隔離時冷却系が設計基準事故対処設備として期待する期間を超えることで蓄電池の枯渇により機能喪失し原子炉注水機能が喪失する。また，全交流動力電源喪失に伴い，崩壊熱除去機能も喪失する。このため，直流電源の負荷切離しを実施すること，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧を実施す
ること，可搬型代替注水中型ポンプを用いた原子炉注水及び格納容器冷却を実施すること並びに交流動力電源の復旧後に残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱を実施することが特徴である。よって，不確かさの影響を確認する運転員等操作は，事象進展に有意な影響を与えると考えられる操作
として，直流電源の負荷切離操作，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水操作），可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷
2.3.1-17

却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器
除熱操作とする。
(1)

解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価
本重要事故シーケンスにおいて不確かさの影響評価を実施する重要現象
は，「1.7

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価方針」に示すとおりであり，それらの不確かさの影響評価を以下に示す。
ａ．運転員等操作時間に与える影響
炉心における燃料棒表面熱伝達の不確かさとして，解析コードは炉心の冠水が維持される実験解析において，燃料被覆管温度をほぼ同等に評価する。有効性評価解析では，おおむね炉心の冠水状態が維持されており，燃料被覆管の最高温度は初期値以下にとどまることから，不確かさは小さく，また，事象初期の原子炉注水は原子炉隔離時冷却系の自動起動により確保され，燃料被覆管温度を操作開始の起点とする運転員等操
作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
炉心における燃料被覆管酸化の不確かさとして，解析コードは酸化量及び酸化反応に伴う発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，
燃料被覆管温度を高めに評価する可能性がある。よって，実際の燃料被覆管温度は低くなるが，事象初期の原子炉注水は原子炉隔離時冷却系の自動起動により確保され，燃料被覆管温度を操作開始の起点とする運転
員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
格納容器における格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導並びに気液界面の熱伝達の不確かさとして，格納容器モデル（格
納容器の熱水力モデル）はＨＤＲ実験解析において区画によって格納容
器雰囲気温度を十数℃程度，格納容器圧力を 1 割程度高めに評価する傾向が確認されているが，ＢＷＲの格納容器内の区画とは異なる等，実験
2.3.1-18

体系に起因するものと考えられ，実機体系においては不確かさが小さくなるものと推定され，全体としては格納容器圧力及び雰囲気温度の傾向を適切に再現できていることから，格納容器圧力及び雰囲気温度を操作
開始の起点とする可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプ
レイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導の不確かさにおいては，ＣＳＴＦ実験解析により格
納容器温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認しており，その差異は小さいことから，格納容器圧力及び雰囲気温度を操作開始の起点としている可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替
格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。
（添付資料 2.3.1.5）

ｂ．評価項目となるパラメータに与える影響
炉心における燃料棒表面熱伝達の不確かさとして，解析コードは炉心の冠水が維持される実験解析において，燃料被覆管温度をほぼ同等に評価する。有効性評価解析では，おおむね炉心の冠水状態が維持されており，燃料被覆管の最高温度は初期値以下にとどまることから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
炉心における燃料被覆管酸化の不確かさとして，解析コードは酸化量及び酸化反応に伴う発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，
燃料被覆管温度を高く評価することから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。ただし，炉心部の冠水がおおむね維持される
本事故シーケンスでは，この影響は小さいと考えられる。
2.3.1-19

格納容器における格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導並びに気液界面の熱伝達の不確かさとして，格納容器モデル（格
納容器の熱水力モデル）はＨＤＲ実験解析において区画によって格納容
器雰囲気温度を十数℃程度，格納容器圧力を 1 割程度高めに評価する傾向が確認されているが，ＢＷＲの格納容器内の区画とは異なる等，実験体系に起因するものと考えられ，実機体系においては不確かさが小さくなるものと推定され，全体としては格納容器圧力及び雰囲気温度の傾向を適切に再現できていることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導の不確かさにおいては，ＣＳＴＦ実験解析により格納容器雰
囲気温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認していることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
（添付資料 2.3.1.5）(2)

解析条件の不確かさの影響評価
ａ．初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件
初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件は，第2.3.1−2 表に示すとおりであり，これらの条件設定を設計値等の最確条件とした場合の影響を評価する。解析条件の設定に当たっては，設計値を用いるか又は評価項目となるパラメータに対する余裕が小さくなるよう保守的な設定をしていることから，この中で事象進展に有意な影響を与える可能性がある項目について，評価結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
初期条件の燃料棒最大線出力密度は，解析条件で設定した 44.0kW／
m に対して最確条件は約 33kW／m〜約 41kW／m であり，最確条件とした
2.3.1-20

場合は燃料被覆管温度の上昇が緩和されるが，事象初期の原子炉注水は原子炉隔離時冷却系の自動起動により確保され，燃料被覆管温度を操作開始の起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件で設定した燃焼度
33GWd／t に対して最確条件は燃焼度 33GWd／t 以下であり，最確条件とした場合は解析条件で設定している崩壊熱と同等以下となる。燃焼度 33GWd／t の場合は，解析条件と最確条件は同等であることから，運転員等操作時間に与える影響はない。また，燃焼度 33GWd／t 未満の場
合は，原子炉からサプレッション・プールに流出する蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下は遅くなるが，事象初期の原子炉注水は原子炉隔離時冷却系の自動起動により確保されることから，運転員等操作時間に与える影響はない。また，同様に格納容器圧力及び雰囲気
温度並びにサプレッション・プール水位及びサプレッション・プール
水温度の上昇が遅くなり，これらのパラメータを操作開始の起点とする運転員等操作の開始時間は遅くなる。
初期条件の原子炉圧力，原子炉水位，炉心流量及びドライウェル雰
囲気温度は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，事象進展に与える影響は小さいことから，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
機器条件の低圧代替注水系（可搬型）及び残留熱除去系（低圧注水系）は，それぞれ注水流量 0m３ ／h〜110m ３ ／h（0MPa［dif］〜1.4MPa［dif］）及び 0m ３ ／h〜1,676m ３ ／h（0MPa［dif］〜1.55MPa［dif］）の場合は，解析条件と最確条件は同等であることから，運転員等操作時間に与える影響はない。また，それぞれ注水流量 0m ３ ／h〜110m ３ ／h
2.3.1-21

未満（0MPa［dif］〜1.4MPa［dif］）及び 0m ３ ／h〜1,676m３ ／h 未満（0MPa［dif］〜1.55MPa［dif］）の場合は，注水開始後の原子炉水位の回復が早くなり，炉心冠水後の原子炉水位の維持操作の開始が早くなるが，原子炉減圧から水位回復までの原子炉水位を継続監視している期間の流量調整操作であることから，運転員等操作時間に与える影響はない。
（添付資料 2.3.1.5）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
初期条件の燃料棒最大線出力密度は，解析条件で設定した 44.0kW／
m に対して最確条件は約 33kW／m〜約 41kW／m であり，最確条件とした
場合は燃料被覆管温度の上昇が緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。ただし，炉心部の冠水がおおむね維持される本事故シーケンスでは，この影響は小さいと考えられる。
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件で設定した燃焼度
33GWd／t に対して最確条件は燃焼度 33GWd／t 以下であり，最確条件とした場合は解析条件で設定している崩壊熱と同等以下となる。燃焼度 33GWd／t の場合は，解析条件と最確条件は同等であることから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。また，33GWd／t 未満の場合は，原子炉からサプレッション・プールに流出する蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下は緩和される。また，同様に格納容器
圧力及び雰囲気温度並びにサプレッション・プール水位及びサプレッ
ション・プール水温度の上昇は遅くなることから，評価項目とな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，炉心流量及びドライウェル雰
囲気温度は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，事象
2.3.1-22

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。
機器条件の低圧代替注水系（可搬型）及び残留熱除去系（低圧注水系）は，それぞれ注水流量 0m３ ／h〜110m ３ ／h（0MPa［dif］〜1.4MPa［dif］）及び 0m ３ ／h〜1,676m ３ ／h（0MPa［dif］〜1.55MPa［dif］）の場合は，解析条件と最確条件は同等であることから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。また，それぞれ注水流量 0m ３ ／h〜
110m ３ ／h 未満（0MPa［dif］〜1.4MPa［dif］）及び 0m ３ ／h〜1,676m ３／h 未満（0MPa［dif］〜1.55MPa［dif］）の場合は，注水開始後の原子炉水位の回復が早くなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
（添付資料 2.3.1.5）
ｂ．操作条件
操作条件の不確かさとして，操作に係る不確かさを「認知」，「要員配置」，「移動」，「操作所要時間」，「他の並列操作有無」及び「操作の確実さ」の 6 要因に分類し，これらの要因が運転員等操作時間に与える影響を評価する。また，運転員等操作時間に与える影響が評価項目となるパラメータに与える影響を評価する。評価結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
操作条件の直流電源の負荷切離操作（中央制御室）は，解析上の操
作開始時間として事象発生から 1 時間経過するまでを設定しており，直流電源の負荷切離操作（現場）は，解析上の操作開始時間として事象発生から 8 時間後を設定している。運転員等操作時間に与える影響
として，認知時間及び移動・操作所要時間は，余裕時間を含めて設定
していることから，実態の操作開始時間は解析上の操作開始時間より
2.3.1-23

も若干早まる可能性があるが，その他の操作と並列して操作を実施する場合でも，順次実施し所定の時間までに操作を完了できることから影響はない。
操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水操作）は，解析上の操作開始時間として事象発生か
ら 8 時間 1 分後を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，認知時間及び移動・操作所要時間は，余裕時間を含めて設定していることから，実態の操作開始時間は解析上の操作開始時間より若干早まる可能性があるが，その他の操作と並列して操作を実施する場合
でも，順次実施し所定の時間までに操作を完了できることから影響はない。
操作条件の可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレ
イ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作は，解析上の操作開始時
間として格納容器圧力 279kPa[gage]到達時を設定している。運転員等
操作時間に与える影響として，不確かさ要因により操作開始時間に与える影響は小さく，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等となる。本操作は，解析コード及び解析条件（操作条件を除く。）の不確かさにより，操作開始時間は遅れる可能性があるが，並列して実施する場合がある原子炉水位の調整操作とは異なる運転員による対応が可能であることから，この他の操作に与える影響はない。
操作条件の残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱操作は，解析上の操作開始時間として事象発生から 24 時間 10 分後を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，認知時間及び移動・操作所要時間は，余裕時間を含めて設定していることから，実態の操作
2.3.1-24

開始時間は解析上の操作開始時間より若干早まる可能性がある。
（添付資料 2.3.1.5）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
操作条件の直流電源の負荷切離操作は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時間は解析上の操作開始時間より若干早まる可能性があるが，解析条件ではないことから，所定の時間までに実施することで，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水操作）は，運転員等操作時間に与える影響として，解析上の注水開始時間は余裕時間を含めて設定されており，実態の操作開始時間は解析上の操作開始時間より若干早まる可能性があるが，可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水に移行するまでの期間は原子炉隔離時冷却系により原子炉注水が確保されていることから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
操作条件の可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレ
イ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時間は解析上の操作開始時間よりも遅くなる可能性があるが，この場合でもパラメータが操作実施基準に到達した時点で開始することで同等の効果が得られ，有効性評価解
析における格納容器圧力の最高値に変わりがないことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
操作条件の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプ
2.3.1-25

レッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作は，運転員等操
作時間に与える影響として，実態の操作開始時間は解析上の操作開始
時間よりも早くなる可能性があるが，この場合には，格納容器除熱の開始が早くなることで格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇は緩和され，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
（添付資料 2.3.1.5）(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。
操作条件の直流電源の負荷切離操作（中央制御室）は事象発生から 1 時間経過するまでに実施し，直流電源の負荷切離操作（現場）は事象発生か
ら 8 時間後に実施するものであり，準備時間が確保できることから，時間余裕がある。
操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原
子炉注水操作）は，可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の準備完了後に実施するものであり，評価上は余裕時間を確認する観点で事象発生の 8 時間後に準備が完了するものとしており，低圧代替注
水系（可搬型）の準備に要する時間は事象初期の状況判断から 170 分程度であることから，時間余裕がある。
操作条件の可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷
却系（可搬型）による格納容器冷却操作は，事象発生の約 13 時間後に実施するものであり，低圧代替注水系（可搬型）と同じ可搬型代替注水中型ポ2.3.1-26

ンプを使用し，評価上は余裕時間を確認する観点で可搬型代替注水中型ポ
ンプの準備完了を事象発生の 8 時間後と想定しており，準備時間が確保できることから，時間余裕がある。
操作条件の残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱は，非常用母線の受電後に実施するものであり，評価上は事象発生の 24 時間後に非常用母線の受電操作が完了する想定としており，準備時間が確保できること
から，時間余裕がある。
（添付資料 2.3.1.5）

(4)

ま と め
解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作
時間余裕を確認した。この結果，解析コード及び解析条件の不確かさが運転員等操作時間に与える影響等を考慮した場合においても，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。この他，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認できる範囲内において，操作時間には時間余裕がある。

2.3.1.4(1)

必要な要員及び資源の評価

必要な要員の評価
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）」の重大事故等対策に必要な災害対策要員（初動）は，「2.3.1.1（3）炉心損傷防止対策」に示すとおり 24 名である。
「 6.2

重大事故等対策時に必要な要員の評価結果」で説明している災害対策要員（初動）の 39 名で対処可能である。
また，必要な参集要員は，「2.3.1.1（3）炉心損傷防止対策」に示すとお2.3.1-27

り 6 名であり，参集要員 72 名に含まれることから対処可能である。
(2)

必要な資源の評価
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）」において，必要な水源，燃料及び電源は，「6.1（2） 資源の評価条件」の条件にて評価を行い，以下のとおりである。
（添付資料 2.3.1.6）
ａ．水源

可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水操作及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納
容器冷却操作については，7 日間の対応を考慮すると，合計約 2,130m ３の水が必要となる。
水源として，西側淡水貯水設備に 4,300m ３ の水を保有していることから，水源が枯渇することはなく，7 日間の対応が可能である。
原子炉隔離時冷却系及び残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注
水操作並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去
系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作について
は，サプレッション・チェンバを水源とすることから，水源が枯渇することはなく，7 日間の対応が可能である。
なお，可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水操作の開始時間が，評価時間の 8 時間から早まった場
合においても全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）と同等の評価結果となるため，水源が枯渇することはなく，7 日間の対応が可能である。
（添付資料 2.3.1.7）

2.3.1-28

ｂ．燃

料

常設代替交流電源設備による電源供給について，事象発生直後から 7日間の常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 5 台）の運転を想定すると，約 352.8kL の軽油が必要となる。軽油貯蔵タンクには約 800kLの軽油を保有していることから，常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 5 台）による 7 日間の電源供給の継続が可能である。
可搬型代替注水中型ポンプ（2 台）を用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水等について，事象発生直後から 7 日間の可搬型代替注
水中型ポンプ（2 台）の運転を想定すると，約 12.0kL の軽油が必要となる。可搬型設備用軽油タンクには約 210kL の軽油を保有していることから，可搬型代替注水中型ポンプ（2 台）を用いた低圧代替注水系（可搬型）による 7 日間の原子炉注水等の継続が可能である。
緊急時対策所用発電機による電源供給について，事象発生直後から 7日間の緊急時対策所用発電機の運転を想定すると，約 70.0kL の軽油が必要となる。緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンクに約 75kL の軽油を保有していることから，緊急時対策所用発電機による 7 日間の電源供給の継続が可能である。
（添付資料 2.3.1.8）

ｃ．電源

重大事故等対策時に必要な負荷は約 4,497kW であるが，常設代替交流
電源設備（常設代替高圧電源装置 5 台）の連続定格容量は 5,520kW であることから，必要負荷に対しての電源供給が可能である。
なお必要な負荷には，有効性評価で期待しないが電源供給される不要な負荷も含まれている。
2.3.1-29

蓄電池の容量については，交流動力電源が復旧しない場合を想定しても，不要な負荷の切離しを行うことにより，事象発生後 24 時間の直流電源の供給が可能である。
緊急時対策所用発電機については，必要負荷に対しての電源供給が可能である。
（添付資料 2.3.1.9）

2.3.1.5

結論

事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）」では，全交流
動力電源喪失後，蒸気駆動の原子炉隔離時冷却系が自動起動し設計基準事故
対処設備として期待する期間は運転を継続するものの，その期間を超えた後に蓄電池の直流電源供給能力の枯渇により機能喪失し，原子炉へ注水する機能が喪失することで，原子炉水位の低下が継続し，炉心損傷に至ることが特徴である。事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）」に対する炉心損傷防止対策としては，初期の対策として所内常設直流電源設備，原子炉隔離時冷却系，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減
圧及び可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水手段を整備し，安定状態に向けた対策として，常設代替高圧電源
装置からの給電後の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水手段を整備する。また，格納容器の健全性を維持するため，安定状態に向けた対策として可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却手段並びに常設代替高圧電源装置からの給電後の残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・
プール冷却系）を用いた格納容器除熱手段を整備している。
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）」の重要事故シ2.3.1-30

ーケンス「外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋ＨＰＣＳ失敗（ＲＣＩＣ成功）」について有効性評価を行った。
上記の場合においても，所内常設直流電源設備，原子炉隔離時冷却系，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧及び可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水を継続し，可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却及び常設代替高圧電源装置からの給電後の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器
除熱を実施することで，炉心の著しい損傷を防止することができる。
その結果，燃料被覆管温度及び酸化量，原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力並びに格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度は，評価項目を満足している。また，安定状態を維持することができる。
解析コード及び解析条件の不確かさの影響について確認した結果，運転員
等操作時間に与える影響及び評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，対策の有効性が確認できる範囲内において，操作時間余裕について確認した結果，操作が遅れた場合でも一定の余裕がある。
重大事故等対策に必要な要員は，災害対策要員にて確保可能である。また，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
以上のことから，事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）」において，所内常設直流電源設備，原子炉隔離時冷却系，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧及び可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水，可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操
作並びに常設代替高圧電源装置からの給電後の残留熱除去系（低圧注水系）
2.3.1-31

による原子炉注水並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱の炉心損傷防止対策は，選定した重要事故シーケンスに対して有効であることが確認でき，事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）」に対して有効である。

2.3.1-32

凡

２Ｃ 非常 用 ディ ーゼル発電機，２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系デ ィー ゼ ル発 電機

例：安 全機 能 の喪 失を 仮 定す る 設備
：従 属的 に 使用 不能 と なる 設 備

逃が し安 全 弁
（安 全弁 機 能）Ｇ
常設 代替 高圧電源装置（事 象発 生 24 時間は考慮せず）

ター ビン へ

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器Ｇ：評 価上 考 慮し ない 設 備

原子炉建屋
東側接続口

軽油 貯蔵タンク

125V 系 蓄電池
ドラ イウ ェ ル
代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

緊急用 125V 系蓄電池

2.3.1-33↑②
サプ レッ シ ョン
・プ ール

①②
←

※1

①②

緊急用海水
ポンプ（Ａ），（Ｂ）

→

①②

②

※2

→

→

※1

※1 海へ

①②

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ
（Ｂ ），（ Ｄ）

→

※2

②

←

↑

①②

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

代替
循環
冷却系
ポンプ
(Ｂ)

原子 炉建 屋西側 接続 口

→

①②

②
↑
海へ ※2

残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ )

→

←

高所 東側
接続 口
高所 西側
接続 口

①②
→
残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)

可搬 型代 替 注水
中型 ポン プ

※3

②

①②

→

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ（ Ａ），（Ｃ）→※3

タン クロ ー リ②
↑ 常設 低圧 代 替注 水系
ポン プ(Ａ)，(Ｂ)

可搬 型設 備 用軽 油タ ン ク

①

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポ ンプ

海

代替 淡水 貯 槽

復水 貯蔵 タ ンク

西側 淡水 貯 水設 備←
常設 高圧 代 替注 水系 ポ ンプ

第 2.3.1−1 図①： 非常 用 ディ ーゼ ル 発電 機 等の 機能 喪 失に 伴い ， 従属 的に 使 用不 能②： 常設 代 替高 圧電 源 装置 は 事象 発生 24 時間 考慮 し ない ため ， 従属 的 に使 用不 能

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）時の重大事故等対策の概略系統図（1／3）（原子炉隔離時冷却系による原子炉注水段階）

凡

２Ｃ非常用ディーゼル発電機，２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ
系ディーゼル発電機

例：安 全機 能 の喪 失を 仮 定す る 設備
：従 属的 に 使用 不能 と なる 設 備

逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）Ｇ
常設代替高圧電源装置（事象発生 24 時間は考慮せず）

ター ビン へ

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器Ｇ：評 価上 考 慮し ない 設 備

原子炉建屋
東側接続口

軽油貯蔵タンク

125V 系蓄電池
ドラ イウ ェ ル
代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

緊急用 125V 系蓄電池

2.3.1-34↑②
サプ レッ シ ョン
・プ ール

①②
←

※1

①②

緊急用海水
ポンプ（Ａ），（Ｂ）

→

①②

②

※2

→

→

※1

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)①②

残留熱除去系
海水系ポン プ（Ｂ），（Ｄ）

→

※2

②

①②
←

※1 海へ

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

可搬 型代 替 注水 中型 ポ ンプ ※

※3

②

①②

→

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

残留熱除去系
海水系ポンプ（Ａ），（Ｃ）

→

※3

↑

代替
循環
冷却系
ポンプ
(Ｂ)

原子 炉建 屋西側 接続 口残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)

①②

②
↑
海へ ※2

残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ )

→

←

高所 東側
接続 口
タン クロ ー リ

高所 西側
接続 口

①②
→

→

※ 2 台使用②↑ 常設 低圧 代 替注 水系
ポン プ(Ａ)，(Ｂ)

可搬 型設 備 用軽 油タ ン ク

①

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポ ンプ

海

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽

西側 淡水 貯 水設 備←
常設 高圧 代 替注 水系 ポ ンプ

第 2.3.1−1 図①： 非常 用 ディ ーゼ ル 発電 機 等の 機能 喪 失に 伴い ， 従属 的に 使 用不 能②： 常設 代 替高 圧電 源 装置 は 事象 発生 24 時間 考慮 し ない ため ， 従属 的 に使 用不 能

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）時の重大事故等対策の概略系統図（2／3）（可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却段階）

凡

２Ｃ非常用ディーゼル発電機，２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ
系ディーゼル発電機

例：安 全機 能 の喪 失を 仮 定す る 設備
：従 属的 に 使用 不能 と なる 設 備

逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）Ｇ
常設代替高圧電源装置

ター ビン へ

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器

Ｇ

原子炉建屋
東側接続口

軽油貯蔵タンク

125V 系蓄電池
ドラ イウ ェ ル
代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

緊急用 125V 系蓄電池

2.3.1-35↑

緊急用海水ポンプ（Ａ），（Ｂ）←→

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)

→

※1

※1 海へ

※ 2 台使用

原子 炉建 屋西側 接続 口

→

※2

↑
海へ ※2

←

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ )→残留熱除去系
海水系ポン プ（Ｂ），（Ｄ）

↑

代替
循環
冷却系
ポンプ
(Ｂ)

高所 東側
接続 口
タン クロ ー リ

高所 西側
接続 口

※1

※2

可搬 型代 替 注水 中型 ポ ンプ ※※3

サプ レッ シ ョン
・プ ール

→

→

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

残留熱除去系
海水系ポンプ（Ａ），（Ｃ）

→

※3

→

←

↑ 常設 低圧 代 替注 水系
ポン プ(Ａ)，(Ｂ)

可搬 型設 備 用軽 油タ ン ク

①

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポ ンプ

海

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽

西側 淡水 貯 水設 備←
常設 高圧 代 替注 水系 ポ ンプ

第 2.3.1−1 図①： 非常 用 ディ ーゼ ル 発電 機 等の 機能 喪 失に 伴い ， 従属 的に 使 用不 能

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）時の重大事故等対策の概略系統図（3／3）（残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱段階）

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：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 中型 ポン プ を用いた 低圧 代 替注 水系 （可 搬 型）の起 動準 備 操作 ※ ５

原子炉水位の調整操作（原子炉隔離時冷却系） ※３（約 3 時間）：重 大事 故 等対 応要 員（ 現 場） の作 業

再循 環系 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

タン クロ ー リに よる
燃料 給油 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 水操作・高 圧代 替 注水 系に よる 原 子炉 注水 操 作（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）（約 8 時間） 逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作 ※ ６

可搬型代替注水中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 操作
・可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代
替注 水系 （ 可搬 型） によ る 原子 炉注 水 操 作
・消 火系 に よる 原子 炉注 水 操作

原子炉水位が燃料有効長頂部に到達※７

Ⅰ

原子炉水位不明
でないことの確認 ※９
水位不明ではない

使用 済燃 料 プー ル
の冷 却

水位不明

炉心 損傷 な しの 継続 確認 ※８

原子炉満 水 操作 ※１０

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

（8 時 間）直流 電源 の 負荷 切離操作 （現 場 ）原子炉水位が燃料有効長頂部以上に回復

原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（可搬型）） ※１１（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

格納容器圧力279kPa[gage]到達

可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却
系（可搬型）による格納容器冷却操作（約 24 時間） 残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水並びに残留熱除去
系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作 ※ １ ２

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

（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 中型 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 操作
可搬 型代 替 注水 大型 ポン プ を用 いた 格 納 容器 スプ レ イ冷 却系（ 可搬 型）によ る格 納 容器 冷却 操作
・消 火系 に よる 格納 容器 冷 却操 作

可搬 型代 替 低圧 電源 車によ る受 電 操作

Ⅲ

緊急用海水系又は代 替残 留 熱除 去系 海 水 系を 用い た 残留 熱除 去系 （ 低圧 注水系）による原子炉注 水並 び に残 留熱 除 去 系（ 格納 容 器ス プレ イ冷 却 系）又は 残留熱除去系（サプレ ッシ ョ ン・ プー ル 冷 却系 ）に よ る格 納容 器除 熱 操作

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 は残留熱除去 系（サプ レッション・プ ール冷却系）による 格納容器除熱 を継続す る。また，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。

Ⅳ

Ⅴ

代替循環冷却系による格納容器除熱操作，常設低圧代替注水ポンプを用いた代替格納容器
スプレイ冷却系（常設）及び可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作並びにドライウェ
ル内 ガス 冷 却装 置に よる 格 納容 器除 熱 操 作

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
技術 基準 上 の全 ての 要求 事 項を 満た す こ とや 全て の プラ ント 状況 に おい て使 用 す るこ とは 困 難で ある が， プ ラン ト状 況 に よっ ては ， 事故 対応 に有 効
な設 備と な 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） 及 び 消火 系（ デ ィー ゼル 駆動 ） によ る原 子 炉 注水 も実 施 可能 であ る。
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
技術 基準 上 の全 ての 要求 事 項を 満た す こ とや 全て の プラ ント 状況 に おい て使 用 す るこ とは 困 難で ある が， プ ラン ト状 況 に よっ ては ， 事故 対応 に有 効
な設 備と な る代 替注 水大 型 ポン プを 用 い た格 納容 器 スプ レイ 冷却 系 （可 搬型 ） 及 び消 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 系を 用い た残 留 熱除 去系 の 使 用も 可能 で ある 。
技術 基準 上 の全 ての 要求 事 項を 満た す こ とや 全て の プラ ント 状況 に おい て使 用 す るこ とは 困 難で ある が， プ ラン ト状 況 に よっ ては ， 事故 対応 に有 効
な設 備と な る代 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 中型 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。
技術 基準 上 の全 ての 要求 事 項を 満た す こ とや 全て の プラ ント 状況 に おい て使 用 す るこ とは 困 難で ある が， プ ラン ト状 況 に よっ ては ， 事故 対応 に有 効
な設 備と な る代 替注 水大 型 ポン プを 用 い た格 納容 器 スプ レイ 冷却 系 （可 搬型 ）， 消 火系 及び 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
※２
※３
※４
※５

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 。
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。
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 。
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 機等 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。
全交流動力電源喪失に伴う低圧注水機能喪失を確認した 場 合は ， 速や か に 可搬 型 代 替注 水 中型 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 水中 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 中型 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 で原 子 炉注 水可 能 な 系統 又は 低 圧代 替注 水系 1 系統 以上 起 動 でき た後 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 水中 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 中型 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 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γ線線量率が，設計基準 事故 にお け る原 子炉 冷 却 材喪 失時 の 追加 放出 量に 相 当す る指 示 値 の 10 倍 以上 とな っ た場 合
なお，格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）及び（Ｓ ／Ｃ ）に よ る炉 心損 傷 発 生の 判断 が でき ない 場合 は ，原 子炉 圧 力 容器 温度 に より 判断 する 。
※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 るお それ 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，以下のいずれかにより判断する。
・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燃料有効長頂 部以 上で あ るこ とが 判 断 でき ない 場 合※１０ 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 。
※１１ 可搬型代替注水中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 。
※１２ 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 残留 熱 除 去系 （ 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
2.3.1-36

全交 流 動力 電源 喪 失 （ 長期 Ｔ Ｂ）

経過 時 間（ 分）0

実施箇所・必要要員数

10

20

30

40

50

60

70

80

90

100

110

120

備 考

事象 発生

【 】は他作業後移動してきた要員

原子 炉ス ク ラム
プラ ント 状 況判 断

責任者

当直発電長

1人

中央監視
運転操作指揮1時間

操作項目

直流電源の負荷切離操作（中央 制 御室 ）

操作の内容
補佐

当直副発電長1人

運転操作指揮補佐

指揮者等

災害対策要員
（指揮者等）

4人

初動での指揮発電所内外連絡

当直運転員(中央制御室)

当直運転員
(現場)

重大事故等対応要員(現場)● 原子 炉ス ク ラム の 確認
● ター ビン 停 止の 確 認●外部 電 源喪 失の 確 認状 況判 断

2人
A，B

−

−

10 分

● 再循 環系 ポ ンプ 停 止の 確認● 非常用ディーゼル発電機等の自動起動失敗の確認●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● 原子 炉隔 離 時冷 却 系の 自動 起 動の 確 認

原子炉水 位の調 整
操作（原 子炉隔 離
時冷却系）

【1人】
A

早期の電 源回復 不
能の確認

【1人】
A
【1人】
B

電源確保操作対応
所内常設 直流電 源
設備によ る非常 用
所内電気 設備へ の給電操作(不要負荷の切離操作）
可搬型代 替注水 中型ポンプ を用い た
低圧代替注水系（可搬型 ）の起 動
準備操作

原子 炉水 位 を原 子炉 水位 低 （レ ベル ３ ） 設定 点か ら 原子 炉水 位高 （ レベ ル８ ） 設 定点 の間 に 維持−−

●原 子炉 隔 離時 冷却 系 によ る 原 子 炉注 水の 調 整 操 作−−●高 圧炉 心 スプ レイ 系 ディ ー ゼ ル 発電 機の 手 動 起 動 操 作（ 失 敗 ）−−● 非常 用デ ィ ーゼ ル 発電 機の 手 動起 動 操 作 （失 敗 ）

−

−

2人
a,b

【1人】
B

−

−

−

−

8人
c〜j

●可 搬 型代 替注 水 中 型ポン プ の 移動， ホ ー ス敷 設 等の 操作

170 分

−

3人
C,D,E

3人
k,l,m

●可搬型代替注水中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系統構成操作

125 分

1分
2分

●電源回復操作

適宜 実 施●不 要 負荷 の切 離 操 作（中 央 制 御室）

第 2.3.1−3 図

6分

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）の作業と所要時間(1／2)

2.3.1-37

解析 上 考慮 しな い

全交 流 動力 電源 喪 失 （長期 Ｔ Ｂ ）経過 時 間（ 時間 ）4

8

実施箇所・必要要員数

8時間

16

20

24

28

可搬 型代 替注 水中型
ポン プを 用い た低圧
代替注水系（可搬型）の起動準備操作タン クロ ーリ による燃料給油操作

当直運転員（中央制御室）

当直運転員
（現場）

重大事故等対応要員
（現場）

【1人】
A

−

−

−

−

−

−

−

3人
C,D,E

−

−

8人
c〜j
【2人】
c,d
3人
k,l,m
2人
（参集）

170 分

●可搬型代替注水中型ポンプの移動，ホース敷設等の操作

起動 後， 適 宜監 視

●可搬型代替注水中型ポンプの起動操作●可搬型代替注水中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系統構
成操作●可搬型設備用軽油タンクからタンクローリへの給油操作

125 分
タン ク ロ ーリ 残 量に 応じて適 宜 軽 油タ ン クか ら給
油

90 分
適宜 実施

−

原子 炉水 位の 調整操
作(低圧代替注水系（可搬型）)

−

【2人】
C,D

2人
（参集）

●可搬型代替注水中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調整操
作所内常設直流電源
設備による非常用
所内電気設備への給電 操 作（ 不 要負荷の切 離 操作 ）

−

【1人】
E

【1人】
k

●不要負荷の切離操作(現場）1分●逃がし安全弁（自動減圧機能）7個の手動開放操作

系統 構成 後 ，適 宜流 量調 整

50 分

【1人】
B

−

−

●非常用母線の受電準備操作(中央制御室）

35 分

−

【1人】
E

【1人】
k

●非常用母線の受電準備操作(現場）

75 分

【3人】
k,l,m

●可搬型代替注水中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
器冷却の系統構成操作

2人
（参集）

●可搬型代替注水中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
器冷却の調整操作−

常設 代替 高圧 電源装
置に よる 緊急 用母線
の受電操作

【1人】
B

−

−

常設 代替 高圧 電源装
置に よる 非常 用母線
の受電操作

【1人】
B

−

−

175 分
系統 構成 後 ，適 宜流 量調 整

4分

●常設代替高圧電源装置2台の起動操作及び緊急用母線の受電操作●常設代替高圧電源装置3台の追加起動操作

8分
5分●非常用母線の受電操作●残留熱除去系海水系の起動操作

4分
2分●残留 熱 除去 系 （低圧注水系）の起動操作
【1人】
B

−

−

【1人】
C

【1人】
（参集）

【1人】
A

−

−

2人
A,B

3人
C,D,E

−
●残留 熱 除去 系 （低圧注水系）によ る 原子 炉 注 水 並びに残留 熱 除去 系（格納容器スプレイ冷却系）又は残 留熱 除 去系 （サプレッション・プール冷却系）に よ る格 納容 器 除 熱の交
互運転操作

原子炉水位 高（レベル ８） 設定点にて格 納容 器スプレイ 又はサプレッショ
ン ・プ ール 冷却 へ の切 替操 作 を実 施 し， 原子 炉水 位 低（レ ベ ル３ ）設 定 点にて 原子 炉注 水 への 切 替操 作を 実 施●可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済
燃料プールへの注水操作

解析上考慮 しないスロ ッ シ ング に よる 水位低下 が あ る場 合 は代 替燃料プ ー ル 冷却 系 の起 動までに実施す る

適宜 実施

使用 済燃 料プ ールの冷却操作

必要要員合計残 留熱 除去 系 によ る原 子炉 注水 及び格納 容器 ス プレ イの 交互 運 転開 始原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設 定 点 か ら原 子 炉水 位高（レ ベル８） 設 定点 の間 に 維 持●原子炉隔離時冷却系による原子炉注水の調整操作−

可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプ
レイ冷却系（可搬型）によ る 格 納容器
冷却 操 作

非 常用 母線 受電

24 時間 10 分

【1人】
B

残留 熱 除去 系（低圧注水 系 ）に よ る原子炉注水操作並びに残留 熱 除去 系（格納容器スプレイ冷却系）又は 残 留 熱除去系（サプレッショ
ン・ プ ール 冷却 系 ）による格納容器除熱操 作

備 考

格納 容器 圧力 279kPa[gage]到 達●可搬型代替注水中型ポンプへの給油操作

【1人】
E

40

原子 炉減 圧開 始
約13時間

逃が し安 全弁 （自動減圧 機能 ）の 手動による原子炉減圧操作

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

36

操作の内容

24時 間

原子 炉水 位の 調整操
作(原子炉隔離時冷却系)32

直流電源の負荷切離操作（現場）

8時間 1分

【 】は他作業後移動してきた要員

操作項目

12●緊急用海水系による海水通水の系統構成操作及び起動操作

20 分
15 分

●代替燃料プール冷却系の起動操作
13人 a〜 m及び参集6人

第 2.3.1−3 図

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）の作業と所要時間(2／2)
2.3.1-38

解析上考慮 しない
約25時 間 後ま で に実 施する主蒸気隔離弁閉止による原子炉圧力上昇（最高値：約 8.16MPa[gage]）10

原子炉隔離時冷却系の起動／停止により炉内の蒸気発生量が増減するため，
原子炉圧力は低下／上昇を繰り返し，圧力上昇時は逃がし安全弁（安全弁機能）の開閉により制御される。（原子炉への注水中は，原子炉圧力が降下する。崩壊熱の減少に伴い，圧力の低下幅が大きくなる）
逃がし安全弁（自動減圧機能）
7 個による手動減圧（約 8 時間）

8

原子炉圧力

原子炉圧力

6

（MPa[abs]）(MPa[abs])

4

2

0
0

2

4

6

8

10

12

14

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2SBO99AG5AR000

第 2.3.1−4 図

原子炉圧力の推移

20

原子炉水位 （シュラウ ド内外水位）

原子炉水位（シュラウド内外水位）

可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉水位の維持

シュラウド内（炉心上部プレナム） 原子炉隔離時冷却系による原子炉水位の維持

15

レベル 8
レベル 3
レベル 2

シュラウド外10

レベル 1
燃料有効長頂部

シュラウド内（高出力燃料集合体）
原子炉減圧による蒸気流出に伴う水位の低下（約 8 時間）注水開始後徐々に水位が回復

5シュラウド内（炉心下部プレナム）
注 水さ れた 未飽 和水 によ り炉心 下部 プ
レナムのボイド率が低下し，二相水位による満水が維持できなくなるため，水位が形成される（ｍ）(m)

002

4

燃料有効長底部

原子炉注水により炉心バイパス部から下部プレナム部に流入した未飽和水が炉心部に到達することでボイド率が低下し，水位が低下する

6

8

10

12

14

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2SBO99AG5AR000

第 2.3.1−5 図※

原子炉水位（シュラウド内外水位）の推移 ※シュラウド内外水位はボイドを含む場合，二相水位を示している。

2.3.1-39

2000

1500

注水流量

注水流量

1000

（m3/h）(m３ ／h)原子炉隔離時冷却系による注水（原子炉
水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間に維持する
よう注水）

500

可搬型代替注水中型ポンプを用いた
低圧代替注水系(可搬型)による注水（原子炉水位低（レベル３）設定点か
ら原子炉水位高（レベル８）設定点の間に維持するよう注水）

0
0

2

4

6

8

10

12

14

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2SBO99AG5AR000

第 2.3.1−6 図

注水流量の推移4000
逃がし安全弁(自動減圧機能)
7 個による手動減圧（約 8 時間）

3500
3000

蒸気流量

蒸気流量

2500
2000

（t/h）
(t／h) 1500
逃がし安全弁（安全弁機能）（原子炉圧力制御）

1000
500
0
0

2

4

6

8

10

12

14

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2SBO99AG5AR000

第 2.3.1−7 図

逃がし安全弁からの蒸気流量の推移

2.3.1-40

500

原子炉圧力 容器内の保有水 量

原子炉圧力容器内の保有水量（ｔ）(t)

逃がし安全弁（自動減圧機能）
可搬型代替注水中型ポンプを用7 個開放による水量減少（約 8 時間）
いた低圧代替注水系（可搬型）（減圧と同時に原子炉隔離時の起動／停止による水量増減
冷却系が停止することを想定）

400

原子炉隔離時冷却系の起動／停止による水量増減

300

200

100

可搬型代替注水中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開始による水量回復

0
0

2

4

6

8

10

12

14

(h)
事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AG5AR000

第 2.3.1−8 図

1200

原子炉圧力容器内の保有水量の推移（最高値：初期値（約 309℃）以下にとどまる）

1000

燃料被覆管温度

燃料被覆管温度

（℃）
(℃)

800

600
原子炉圧力変化に応じて飽和温度が変化し，燃料被覆管温度もこれに追従して変化を繰り返す

400

原子炉減圧による飽和温度の低下（約 8 時間）

200

0
0

2

4

6

8

10

12

14

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2SBO99AG5AR000

第 2.3.1−9 図

燃料被覆管温度の推移

2.3.1-41

1.0E+6
核沸騰冷却（ボイド率に対応した値）

核沸騰冷却（再冠水後）

1.0E+5

熱伝達係数

熱伝達係数

1.0E+4

1.0E+3(W／(m２・K))（W/(m2･K)）
1.0E+2

ボイド率増加に伴う熱伝達係数低下

1.0E+1

1.0E+0
0

2

4

6

8

10

12

14

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2SBO99AG5AR000

第 2.3.1−10 図

燃料被覆管最高温度発生位置における熱伝達係数の推移

1.2
原子炉注水により炉心バイパス部から下部プレナム部に流入した未飽和水が炉心部に到達することでボイド率が低下する

1

ボイド率

ボイド率

0.8
原子炉減圧に伴うボイド率増加（約 8 時間）

0.6

(−)
（−）
原子炉隔離時冷却系の起動／停止に伴うボイド率増減

0.4

可搬型代替注水中型ポン プを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動／停止によるボイド率増減

0.2

0
0

2

4

6

8

10

12

14

(h)
事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AG5AR000

第 2.3.1−11 図

燃料被覆管最高温度発生位置におけるボイド率の推移

2.3.1-42

1.2
原子炉注水により炉心バイパス部から下部プレナム部に流入した未飽和水が炉心部に到達することでボイド率が低下する

1

ボイド率

ボイド率

0.8

原子炉減圧に伴うボイド率増加（約 8 時間）
可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水（可搬型）の注水に伴うボイド率の低下

0.6

(−)
（−）

原子炉隔離時冷却系の起動／停止に伴うボイド率増減

0.4

可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動／停止によるボイド率増減

0.2

0
0

2

4

6

8

10

12

14

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2SBO99AG5AR000

第 2.3.1−12 図

高出力燃料集合体のボイド率の推移

1.2

1

ボイド率

ボイド率

0.8
下部プレナムでの水位形成により炉心部の冷却材が落下しボイド率
が増加

0.6

（−）
(−)

注水の継続により未飽和となりボイド率が低下する

原子炉減圧に伴うボイド率増加（約 8 時間）

0.4

可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水（可搬型）の注水に伴うボイド率の低下

0.2

0
0

2

4

6

8

10

12

14

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2SBO99AG5AR000

第 2.3.1−13 図

炉心下部プレナム部のボイド率の推移

2.3.1-43

10000
GEMP731
ORNL3626

燃料被覆管の最高温度及燃 料被 覆管 の最 高温 度 及 び
び円周方向応力の最高値
円周方向応力の最高値

ORNL3626(照射)GEMP683
GEVNC(0.56℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(2.8 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(5.6 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(0.56℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

1000

円 周 方 向 の 応 力

GEVNC(2.8 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(5.6 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

円

NUREG-0630,DATA F(ORNL)周NUREG-0630,DATA H(KfK FABIOLA)NUREG-0630,DATA I(ORNL)

方NUREG-0630,DATA J(KfK)
KfK(0.8〜1.6K/s)(REBEKA Single Rod)向のJNES(内圧破裂試験)

100

NFI他(内圧破裂試験)

応

ベストフィット曲線

力
平均値−２σ曲線(N/mm(N／mm2)２ )
10

1
0

100

200

300

400

500

600

700

800

900

1000

1100

1200

1300

1400

1500

1600

燃 料 被 覆 管 温 度 (℃)

第 2.3.1−14 図

燃料被覆管破裂が発生した時点の燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係

2.3.1-44

原子炉減圧に伴う格納容器圧力の上昇
0.8

最高値：約 0.28MPa[gage]（約 13 時間）

ドライウェルサプレッション・チェンバ

格納容器圧力

格
納
容
器
圧
力

格納容器圧力 279kPa[gage]到達にて可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替
格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却を実施（約 13 時間）
原子炉注水の起動／停止の繰り返しに伴う蒸気発生量の増減により，格納容器への放熱量が変動しサプレッション・チェンバ圧力が変動する。また，ベント
管真空破壊装置の作動によりドライウェル圧力もこれに追従する。

0.6

0.4

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
作動による圧力低下（約 24 時間）(MPa[gage])(MPa[gage])

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）作動による圧力上昇の抑制（13.7kPa[gage]到達時）
ベント管の水没長さ分の水頭圧によるドライ
ウェルとサプレッション・チェンバの圧力差

0.2

0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TB--GG5B000

第 2.3.1−15 図

格納容器圧力の推移

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）への切替後，原子炉
圧力容器からの放熱の影響により上昇傾向となるが，原子炉減圧後の原子炉圧力容器温度より若干低い温度（100℃程度）で平衡状態となる
300

原子炉減圧に伴い，原子炉内の蒸気が流入することによる温度上昇
格納容器雰囲気温度

格
納
容
器
温
度

ドライウェルサプレッション・チェンバ

可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）作動による温度上昇の抑制
ドライウェル雰囲気温度は，原子炉注水の起動／停止の繰り返しに伴う蒸気発生量の増減により，格納容器への放熱量が変動することから上下する200

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
作動による温度低下（約 24 時間）

(℃)

(℃)

100

最高値：約 141℃
（約 23 時間）
0
0

24

48

72

96

120

144

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TB--GG5B000

第 2.3.1−16 図

格納容器雰囲気温度の推移

2.3.1-45168

20

可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）作動（約 13 時間）ー
サ プ レ ッ シ ョ ン ・プ ー ル 水 位
サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ

ル
水
位

ベントライン（約 15m）

15通常水位＋6.5m（約 13.5m）
通常水位＋5.5m（約 12.5m）

10可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）停止

5

低圧代替注水（可搬型）による外部水源を用いた原子炉注水により逃がし安全弁を介し原子炉内の蒸気が流入するため水位が上昇

（m）

(m)

0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TB--GG5B000

第 2.3.1−17 図

サプレッション・プール水位の推移

300

可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）作動（約 13 時間）ーサプレッション・プール水温度
サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ

ル
水
温
度

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
作動による温度低下（約 24 時間）
最高値：約 138℃
（約 23 時間）200

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
作動による温度低下
100

(℃)
（℃）

逃がし安全弁を介し原子炉内の蒸気が流入することで水温が上昇
0
0

24

48

72

96

120

144

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TB--GG5B000

第 2.3.1−18 図

サプレッション・プール水温度の推移

2.3.1-46168

第 2.3.1−1 表
操作及び確認
原子炉スクラム及び全交流動
力電源喪失の確認

原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）における重大事故等対策について（1／5）
手順

2.3.1-47

常設設備
・外部電源が喪失するとともに，非常用ディ 主蒸気隔離弁 ＊ーゼル発電機等が全て機能喪失すること 逃がし安全弁（安で，全交流動力電源喪失となり，原子炉が 全弁機能） ＊スクラムしたことを確認する。
・主蒸気隔離弁が閉止し，逃がし安全弁（安全弁機能）により原子炉圧力が制御されていることを確認する。
・再循環系ポンプが停止したことを確認する。
・原子炉水位が原子炉水位異常低下（レベル 原 子 炉 隔 離 時 冷 却
２）設定点に到達した時点で原子炉隔離時 系 ＊冷却系が自動起動したことを確認する。
サプレッション・
チェンバ ＊
125V 系蓄電池

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
−
平均出力領域計装 ＊起動領域計装 ＊原子炉圧力 ＊
原子炉圧力（ＳＡ）
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧 ＊Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧 ＊緊急用Ｍ／Ｃ電圧−

原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原 子炉隔 離時冷却系系 統流 量＊

原子炉水位の調整操作（原子炉
隔離時冷却系）

原子炉水位（広帯域） ＊・原子炉隔離時冷却系の起動により，原子炉 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 −＊注水が開始され，原子炉水位が回復したこ 系
原子炉水位（燃料域） ＊サプレッション・
原子炉水位（ＳＡ広帯域）とを確認する。
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
・原子炉水位回復後は，原子炉水位を原子炉 チェンバ ＊原 子炉隔 離時冷却系系 統流 量
水位低（レベル３）設定点から原子炉水位 125V 系蓄電池＊
高（レベル８）設定点の間に維持する。
＊ 既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 2.3.1−1 表
操作及び確認

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）における重大事故等対策について（2／5）
手

順

常設設備
・全交流動力電源喪失の確認後，中央制御室 −からの遠隔操作により外部電源の受電及び非常用ディーゼル発電機等の起動を試みる
が，失敗したことを確認し，早期の電源回
復不能を確認する。
電源確保操作対応
・非常用ディーゼル発電機等の回復操作を実 −施する。
・外部電源の回復操作を実施する。
可 搬 型 代 替 注 水 中 型 ポ ン プ を ・全交流動力電源喪失に伴う低圧注水機能喪 西側淡水貯水設備
失の確認後，可搬型代替注水中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
用いた低圧代替注水系（可搬型）による原
子炉注水準備を開始する。
逃がし安全弁（自動減圧機能） ・サプレッション・プール水温度がサプレッ 逃 が し 安 全 弁 （ 自の手動による原子炉減圧操作
ション・プール熱容量制限（原子炉が高圧 動減圧機能） ＊の場合は 65℃）に到達したことを確認する。 非 常 用 窒 素 供 給 系
・可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代 高圧窒素ボンベ
替注水系（可搬型）の起動準備操作の完了 125V 系蓄電池
後，逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個の手動開放により，原子炉減圧を実施する。
・原子炉水位が燃料有効長頂部を下回った場
合は，炉心損傷がないことを継続的に確認する。
早期の電源回復不能の確認

2.3.1-48＊

重大事故等対処設備
可搬型設備
−
−

計装設備

−

−

可搬型代替注水中型ポンプ−−サプ レッ ション・プ ール水温度＊
原子炉圧力 ＊
原子炉圧力（ＳＡ）
ドライウェル雰囲気温度 ＊格 納容器 雰囲気放射線 モニ タ
（Ｄ／Ｗ） ＊
格 納容器 雰囲気放射線 モニ タ（Ｓ／Ｃ） ＊

：有効性評価上考慮しない操作
既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 2.3.1−1 表
操作及び確認
原子炉水位の調整操作（低圧代
替注水系（可搬型））

2.3.1-49

タンクローリによる燃料給油
操作
直流電源の負荷切離操作

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

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）における重大事故等対策について（3／5）
手順

・原子炉減圧により可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）からの原子炉注水が開始され，原子炉水位が回復したことを確認する。
・以降，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）
設定点の間に維持する。
・原子炉隔離時冷却系が停止したことを確認する。
・タンクローリにより可搬型代替注水設備用
軽油タンクから可搬型代替注水中型ポンプに燃料給油を実施する。
・早期の電源回復不能の確認後，中央制御室
及び現場にて所内常設直流電源設備の不要な負荷の切離しを実施する。
・格納容器圧力が 279kPa[gage]又はドライウ
ェル雰囲気温度がドライウェル設計温度である 171℃に近接したことを確認する。
・可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格
納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格
納容器冷却操作を実施する。
＊

常設設備
西側淡水貯水設備

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
可搬型代替注 原子炉水位（広帯域） ＊水中型ポンプ 原子炉水位（燃料域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
低 圧代替 注水系原子炉 注水 流量
原 子炉隔 離時冷却系注 水流 量＊

可搬型設備用軽油
タンク

タンクローリ

原子炉圧力 ＊
原子炉圧力（ＳＡ）−

125V 系蓄電池−−

ドライウェル圧力 ＊ドライウェル雰囲気温度 ＊サ プレッ ション・チェ ンバ 圧
力＊
低 圧代替 注水系格納容 器ス プ
レイ流量
サプレッション・プール水位 ＊既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの
西側淡水貯水設備

可搬型代替注水中型ポンプ

第 2.3.1−1 表
操作及び確認

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）における重大事故等対策について（4／5）
手

順

常設設備
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク−

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
−
緊急用Ｍ／Ｃ電圧

常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作

・外部電源喪失の確認後，常設代替高圧電源
装置から緊急用母線を受電する。

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作

・早期の電源回復不能の確認後，常設代替高−−圧電源装置による非常用母線の受電準備操作を実施する。
・常設代替高圧電源装置による緊急用母線の 常 設 代 替 高 圧 電 源 −Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧 ＊Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧 ＊
受電操作及び非常用母線の受電準備操作の 装置
完了後，非常用母線２Ｃ及び２Ｄを受電す 軽油貯蔵タンクる。
＊ 既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作

2.3.1-50

第 2.3.1−1 表
操作及び確認
残留熱除去系（低圧注水系）に
よ る 原 子 炉 注 水 操 作 並 びに 残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
による格納容器除熱操作

2.3.1-51
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による冷温停止操作

使用済燃料プールの冷却操作

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）における重大事故等対策について（5／5）
手

順

常設設備
・非常用母線の受電後，残留熱除去系海水系 残 留 熱 除 去 系 （ 低圧注水系） ＊の起動操作を実施する。
・可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代 残 留 熱 除 去 系 （ 格替注水系（可搬型）による原子炉注水操作 納 容 器 ス プ レ イ 冷
及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型） 却系） ＊残留熱除去系（サによる格納容器冷却を停止する。
・残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注 プ レ ッ シ ョ ン ・ プ
水操作並びに残留熱除去系（格納容器スプレ ール冷却系） ＊イ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッショ 残 留 熱 除 去 系 海 水ン・プール冷却系）による格納容器除熱操作 系 ＊を実施する。
サプレッション・
チェンバ ＊
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク・残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）に切 残 留 熱 除 去 系 （ 原り替え，冷温停止状態とする。
子炉停止時冷却系） ＊残留熱除去系海水系＊
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク・代替燃料プール冷却系等を用いて使用済燃 −料プールへの注水及び冷却を実施する。

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
−
原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域）
残留熱除去系系統流量 ＊残 留熱除 去系海水系系 統流 量＊

低 圧代替 注水系原子炉 注水 流量
サ プレッ ション・チェ ンバ 圧
力＊
ドライウェル圧力 ＊サ プレッ ション・プー ル水 温度＊−

原子炉圧力 ＊
原子炉圧力（ＳＡ）
残留熱除去系系統流量 ＊−−：有効性評価上考慮しない操作＊

既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 2.3.1−2 表
項

主要解析条件（全交流動力電源喪失（長期ＴＢ））（1／7）

初期条件

2.3.1-52目

主要解析条件

解析コード

原子炉側：ＳＡＦＥＲ
格納容器側：ＭＡＡＰ

本重要事故シーケンスの重要現象を評価できる解析コード

原子炉熱出力3,293MW

定格熱出力を設定

原子炉圧力（圧力容器ドーム部）

6.93MPa[gage]

定格圧力を設定

原子炉水位

通常運転水位（セパレータスカ
ート下端から＋126cm）

通常運転水位を設定

炉心流量48,300t／h

定格流量を設定

炉心入口温度

約 278℃

熱平衡計算による値

炉心入口サブクール度

約 9℃

熱平衡計算による値

燃料

９×９燃料（Ａ型）

燃料棒最大線出力密度44.0kW／m

原子炉停止後の崩壊熱

ANSI／ANS-5.1-1979（燃焼度 33GWd／t）

格納容器圧力5kPa[gage]

格納容器雰囲気温度

57℃

条件設定の考え方

９×９燃料（Ａ型）と９×９燃料（Ｂ型）は，熱水力的な特性はほぼ同等であり，その他の核的特性等の違いは燃料棒最大線出力密度の保守性に包含されることから，代表的に９×９燃料（Ａ型）を設定
初期の燃料棒線出力密度が大きい方が燃料被覆管温度の観点で厳しい設定となるため，保安規定の運転上の制限における上限値を設定
崩壊熱が大きい方が原子炉水位低下及び格納容器圧力上昇の観点で厳しい設定となるため，崩壊熱が大きくなる燃焼度の高い条件として，1 サイクルの運転期間（13 ヶ月）に調整運転期間（約 1 ヶ月）を考慮した運転期間に対応する燃焼度を設定（通常運転時においてサイクル末期の炉心平均燃焼度
が 33GWd／t 以下となるよう燃料を配置する。）
格納容器圧力の観点で厳しい高めの設定として，通常運転時の圧力を包含す
る値を設定
ドライウェル内ガス冷却装置の設計温度を設定

第 2.3.1−2 表
項目

主要解析条件（全交流動力電源喪失（長期ＴＢ））（2／7）
主要解析条件

条件設定の考え方

初期条件
事故条件

2.3.1-53

格納容器体積5,700m３（ドライウェル）格納容器体積
空間部：4,100m３（サプレッション・チェンバ） 液相部：3,300m３
6.983m
サプレッション・プール水位（通常水位−4.7cm）
サプレッション・プール水温
32℃
度
ベント管真空破壊装置
3.45kPa（ドライウェル−サプレ
作動差圧ッション・チェンバ間差圧）

サプレッション・プールでの圧力抑制効果が厳しくなる少なめの水量として，保安規定の運転上の制限における下限値を設定
サプレッション・プールでの圧力抑制効果が厳しくなる低めの水位として，
保安規定の運転上の制限における下限値を設定
サプレッション・プールでの圧力抑制効果が厳しくなる高めの水温として，保安規定の運転上の制限における上限値を設定

外部水源の水温35℃

格納容器スプレイによる圧力抑制効果の観点で厳しい高めの水温として，年間の気象条件変化を包含する高めの水温を設定

起因事象

外部電源喪失送電系統又は所内主発電設備の故障等による外部電源喪失を設定

安全機能の喪失に対する仮定

非常用ディーゼル発電機等の機
能喪失

非常用ディーゼル発電機等の機能喪失を設定
なお，交流動力電源は 24 時間使用できないことを想定し，この期間は交流
動力電源の復旧及び代替交流動力電源には期待しない

外部電源

外部電源なし起因事象として，外部電源が喪失することを想定

設計値を設定設計値を設定第 2.3.1−2 表
項

主要解析条件（全交流動力電源喪失（長期ＴＢ））（3／7）

重大事故等対策に関連する機器条件

2.3.1-54目

主要解析条件

条件設定の考え方

原子炉スクラム

原子炉水位低（レベル３）信号（遅れ時間：1.05 秒）

原子炉水位低下を厳しくする観点で，外部電源喪失に伴うタービン蒸気加減弁急閉及び原子炉保護系電源喪失による原
子炉スクラムについては保守的に考慮せず，原子炉水位低（レベル３）による原子炉スクラムを設定

主蒸気隔離弁事象発生と同時に閉止

外部電源喪失により制御電源である原子炉保護系電源が喪失し閉止することから，事象発生と同時の主蒸気隔離弁閉を設定

再循環系ポンプ

事象発生と同時に停止

外部電源喪失により駆動電源が喪失し全台停止することから，事象発生と同時の再循環系ポンプ停止を設定

第 2.3.1−2 表
項目

主要解析条件（全交流動力電源喪失（長期ＴＢ））（4／7）
主要解析条件

条件設定の考え方

2.3.1-55

重 大 事 故 等 対 策 に 関連 す る 機 器 条 件（原子炉圧力制御時）
設計値を設定安全弁機能
なお，安全弁機能は逃がし弁機能に比べて原子炉圧力が高め
7.79MPa［gage］×2 個，385.2t／h（1 個当たり） に維持され，原子炉減圧操作時に原子炉圧力が所定の圧力に8.10MPa［gage］×4 個，400.5t／h（1 個当たり） 到達するまでの時間が遅くなるため，事象発生初期において8.17MPa［gage］×4 個，403.9t／h（1 個当たり） 高圧注水機能が喪失し低圧注水機能を用いて原子炉注水操
8.24MPa［gage］×4 個，407.2t／h（1 個当たり） 作を実施する事故シーケンスにおいては，評価項目に対して8.31MPa［gage］×4 個，410.6t／h（1 個当たり） 厳しい条件となる（原子炉手動減圧操作時）
逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個を開放することによる原子炉減圧＜原子炉圧力と逃がし安全弁蒸気流量の関係＞
逃がし安全弁

逃がし安全弁の設計値に基づく原子炉圧力と蒸気流量の関係から設定

第 2.3.1−2 表目

2.3.1-56

重大 事故等 対策 に関連する 機器 条件

原子炉隔離時冷却系

主要解析条件

条件設定の考え方

原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて自動起動
原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）設定点まで回復した以降は原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設
定点の範囲に維持
原 子炉 減圧 時の 可搬 型代替 注水 中型 ポン プを 用いた低圧代替注水系（
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉水位回復性能を確認する観点で，原子炉減圧操作と同時に注水停止設計値を設定原子炉隔離時冷却系は，タービン回転数
タービン回転数制御により原子炉圧力によらず一定の流量にて注水する設計となっている

・注水特性：136.7.7m ３ ／h
・注水圧力：1.04MPa[gage]
1.04MPa[gage]〜7.86MPa[gage]
原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点か
ら原子炉水位高（レベル８）設定点の範囲に維持し，原子炉注水停止中に格納容器
し，原子炉注水停止中に格納容器除熱を実施
残留熱除去系（低圧注水系）

原 子 炉 圧 力 （ MPa[gage]）項

主要解析条件（全交流動力電源喪失
主要解析条件（全交流動力電源喪失（長期ＴＢ））（5／7）流 量 （ m ３ /h）

炉心冷却性の観点で厳しい設定として，設計基準事故の解析で用いる最小流量特性を設定

最小流量特性・注水流量：0m ３ ／h〜1,676m ３ ／h
・注水圧力：0MPa[dif]0MPa[dif]〜1.55MPa[dif]伝熱容量：約 43MW
（サプレッション・プール水温度 100℃，海水温
度 32℃において）℃において）

熱交換器の設計性能に基づき，残留熱除去系の除熱性能を厳しくする観点で，過去の実績を包含する高めの海水温度を設
定

第 2.3.1−2 表目

低圧代替注水系（可搬型）

主要解析条件

条件設定の考え方

原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）設定点まで回復した以降は原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設
定点の範囲に維持し，交流動力電源復旧後の事象発生から 24 時間 5 分後に停止

炉心冷却性の観点で厳しい設定として，機器設計上の最低要求値である最小流量特性を設定
1.5

2.3.1-57

重大事故等対策に関連する機器条件

原子炉圧力 (MPa［ dif］ )項

主要解析条件（全交流動力電源喪失（長期ＴＢ））（6／7）

10.5（原子炉注水単独時）
最小流量特性
0
0
20
40
60
80
100
120
・注水流量：0m３ ／h〜110m３ ／h
流量(m ／h)
・注水圧力：0MPa[dif]〜1.4MPa[dif]（原子炉注水と格納容器スプレイ併用時）
設計に基づき，併用時の注入先圧力及び系統圧損を考慮しても確保可能な流量を設定
・注水流量：50m３ ／h（一定）
格納容器圧力が 217kPa[gage]に到達した場合は停止し，279kPa[gage]に到達した場合に再開し，交流動力電源復旧後の事象発生から 24 時間 5 分 格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇を抑制可能な流量として，運転手順に基づき設定
後に停止
３

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）

スプレイ流量：130m３ ／h（一定）
格納容器スプレイ実施中に格納容器圧力が13.7kPa[gage]に到達した時点でサプレッション・プール冷却運転に切替え
残留熱除去系（格納容器スプ
レイ冷却系）
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）

設計値を設定スプレイ流量：1.9×10３ m３ ／h（95％：ドライウェル，5％：サプレッション・チェンバ）
伝熱容量：約 43MW
（サプレッション・プール水温度 100℃，海水温
度 32℃において）熱交換器の設計性能に基づき，残留熱除去系の除熱性能を厳しくする観点で，過去の実績を包含する高めの海水温度を設
定

第 2.3.1−2 表
項目

主要解析条件（全交流動力電源喪失（長期ＴＢ））（7／7）
主要解析条件

条件設定の考え方

2.3.1-58

重大事故等対策に関連する操作条件

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作

事象発生から 24 時間後

本事故シーケンスの前提条件として設定

直流電源の負荷切離操作

事象発生から 1 時間まで（中央制御室）
事象発生から 8 時間後（現場）

本事故シーケンスの前提条件として設定

逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（可搬型代替注水中型ポンプ 事象発生から 8 時間 1 分後を用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水操作）
可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ
冷却系（可搬型）による格納
容器冷却操作残留熱除去系（低圧注水系）
による原子炉注水操作並びに残留熱除去系（格納容器スプ
レイ冷却系）又は残留熱 除去系（サプレッション・プール
冷却系）による格納容器除熱操作

実際には，低圧で注水可能な系統（可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型））が準備できた時点でサプレッション・プール水温度が熱容量制限を超過している
場合は原子炉減圧操作を実施するが，余裕時間を確認する観点で 8 時間後に可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代
替注水系（可搬型）の起動準備操作が完了するものとし，原
子炉減圧操作に要する時間を考慮して設定

格納容器圧力279kPa[gage]到達時

運転手順に基づき格納容器ベント実施基準である格納容器
最高使用圧力（310kPa[gage]）に対する余裕を考慮し設定

事象発生から 24 時間 10 分後

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作の完了
後，残留熱除去系の起動操作に要する時間を考慮して設定

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

1.

逃がし安全弁について逃がし安全弁は，原子炉冷却材圧力バウンダリの過圧を防止するため格納容器内の主蒸気管に設置されている。排出した蒸気は排気管によりサプレッ
ション・プール水中に導き凝縮するようにしている。逃がし安全弁はバネ式（アクチュエータ付）で，アクチュエータにより逃がし弁として作動させることもできるバネ式安全弁である。すなわち，逃がし安全弁はバネ式の安全弁に外部から強制的に開閉を行うアクチュエータを取り付けたもので，蒸気圧力がスプリングの設定圧力に達すると自動開放するほか，外部信号によってアクチュエータのピストンに窒素ガスを供給して弁を強制的に開放することができる。逃がし安全弁は 18 個からなり，次の機能を有している。

(1)

逃がし弁機能
逃がし安全弁は，原子炉冷却材圧力バウンダリの過圧を防止するため，
原子炉圧力が設定圧力に到達した場合に信号を発信し，アクチュエータのピストンを駆動して強制的に開放する。18 個の逃がし安全弁は，全てこの機能を有している。

(2)

安全弁機能
逃がし安全弁は，原子炉冷却材圧力バウンダリの過圧を防止するため，逃がし弁機能のバックアップとして，圧力上昇に伴いスプリングに打ち勝って自動開放されることにより，原子炉冷却材圧力バウンダリの最も過酷な圧力変化に対しても，原子炉圧力が最高使用圧力の 1.1 倍を超えないよ
うに設計されている。18 個の逃がし安全弁は，全てこの機能を有している。

添付 2.3.1.1-1

(3)自動減圧機能自動減圧機能（以下「ＡＤＳ機能」という。）は，非常用炉心冷却系の一部であり，「原子炉水位異常低下（レベル１）」及び「ドライウェル圧力高」のＡＮＤ信号に 120 秒の時間遅れ後，低圧注水系が運転状態であることによりピストンを駆動して弁を強制的に開放し，ＬＯＣＡ時等に原子炉圧力をすみやかに低下させて，低圧注水系の早期の注水をうながす。18 個の逃がし安全弁のうち，7 個がこの機能を有している。

(4)

その他の機能原子炉停止後，熱除去源としての復水器が何らかの原因で使用不能な場
合に，崩壊熱により発生した蒸気を除去するため，中央制御室からの遠隔手動操作で弁を開放し，原子炉圧力を制御することができる。18 個の逃がし安全弁は，全てこの機能を有している。

第 1 表に，逃がし安全弁の吹出し圧力を示す。

添付 2.3.1.1-2

第1表

逃がし安全弁の逃がし弁機能及び安全弁機能の吹出し圧力（逃がし弁機能の吹出し圧力）
吹出し圧力（MPa[gage]）

弁個数

容量／個（t／h）

7.37
7.44

2
4

354.6
357.8

D,N
E,G,P,U

7.51
7.58
7.65

4
4
4

361.1
364.3
367.6

H,J,M,V
A,C,F,S
B,K,L,R

備

考 ※１（安全弁機能の吹出し圧力）
吹出し圧力（MPa[gage]）

弁個数

容量／個（t／h） ※２

7.79

2

385.2

D,N

8.10
8.17
8.24
8.31

4
4
4
4

400.5
403.9
407.2
410.6

E,G,P,U
H,J,M,V
A,C,F,S※１：囲み文宇は,逃がし安全弁（自動減圧機能）を示す。
※２：吹出し圧力×1.03 において添付 2.3.1.1-3

備

考 ※１

B,K,L,R

2.

逃がし安全弁の作動用の窒素の供給について逃がし安全弁の機能のうち，バネ式の安全弁機能以外の「逃がし弁機能」，「自動減圧機能」及び「その他の機能」は，弁の開閉のために窒素を供給してアクチュエータを作動させる。第 2 表に逃がし安全弁（自動減圧機能）及びその他の逃がし安全弁の動作回数及びアキュムレータ容量を示す。

第2表

逃がし安全弁の動作回数（外部からの窒素供給なしの場合）
動作回数

使用する
アキュムレータ

概略図

1回（ドライウェル最高使用圧力（310kPa[gage]））

ADS 機能用

5回（250 リットル）

又は逃がし安全弁(自動減圧機能)

アキュムレータ（ドライウェル通常圧力

第1図参照（13.7kPa[gage]）以下）

その他の逃がし安全弁

1回

逃がし弁機能用（ドライウェル通常圧力

アキュムレータ（13.7kPa[gage]）以下）（85 リットル）

1回

逃がし弁機能用（ドライウェル通常圧力

アキュムレータ（13.7kPa[gage]）以下）（85 リットル）

添付 2.3.1.1-4

第2図参照

逃がし安全弁のアキュムレータへ窒素ガスを供給する設備は，常用系と非常用系から構成されている。常用系はフィルタ，減圧弁等で構成され，窒素ガスは不活性ガス系より供給される。非常用系は非常用窒素供給系高圧窒素
ボンベ，減圧弁等から構成され，独立したＡ系，Ｂ系の 2 系列からなる非常用窒素供給系より供給される。また，常用系と非常用系との間にはタイラインを設け，通常時は非常用系へも常用系の不活性ガス系から供給される。第3 図に系統構成図を示す。
ＬＯＣＡ後等の長期冷却時には，逃がし安全弁（自動減圧機能）のアキュ
ムレータに窒素ガスを供給する。このとき，常用系が健全であれば常用系から供給するが，常用系が機能を喪失した場合は，非常用窒素供給系高圧窒素ボンベから供給する。

添付 2.3.1.1-5

自動減圧 機 能用
アキュム レ ータ
窒素供給系
逃がし弁機能用
アキュムレータ

計装用空気系

逃がし弁機能用
電磁弁（原子炉圧力設定値 ）自動 減圧 機 能用 電磁 弁
（原 子炉 水 位異 常低 下 （レ ベ ル１ ）ＡＮ Ｄ
ドラ イウ ェ ル圧 力高 ）逃が し安 全 弁（ 自動 減 圧機 能 ）7 個

第1図

逃がし安全弁（自動減圧機能）概略図

逃が し弁 機 能用
アキ ュム レ ータ

計装用空気系

逃が し弁 機 能用 電磁 弁
（原 子炉 圧 力設 定値 ）

その 他の 逃 がし 安全 弁 11 個

第2図

その他の逃がし安全弁概略図

添付 2.3.1.1-6

：重大事故等対処設備
屋

外

原子炉建屋原子炉棟

予備

原子炉格納容器予備

アキュムレータ（自動減圧機能用）
非常用逃がし安全弁駆動系
高圧窒素ボンベ［非常用窒素供給系Ａ系］

P

AO：逃がし安全弁

アキュムレータ（逃がし弁機能用）

非常用窒素供給系
高圧窒素ボンベ

MO

：電磁弁
：三方弁

逃がし安全弁(自動減圧機能)4個MO：アキュムレータ（逃がし弁機能用）（自動減圧機能用）

主蒸気系
MO

MO

添付 2.3.1.1-7

非常用窒素供給系Ａ系
高圧窒素ボンベ

逃がし安全弁(自動減圧機能なし）
2個

MO

非常用逃がし安全弁駆動系Ａ系
高圧窒素ボンベ

MO
主蒸気系［非常用逃がし安全弁駆動系Ａ系］

逃がし安全弁(自動減圧機能なし)
7個

MO

窒素供給系

AO

主蒸気系
MO

［非常用逃がし安全弁駆動系Ｂ系］

逃がし安全弁(自動減圧機能なし)
2個
主蒸気系

MO

P

AO

：逆止弁
：手動弁

非常用逃がし安全弁駆動系Ｂ系
高圧窒素ボンベ［非常用窒素供給系Ｂ系］：空気作動弁
：減圧弁

MO
MO

：電動弁

MO

逃がし安全弁(自動減圧機能)
3個

P

主蒸気系
ドライウェル

予備

予備

非常用逃がし安全弁駆動系
高圧窒素ボンベ

非常用窒素供給系
高圧窒素ボンベ

サプレッション・チェンバ

非常用窒素供給系Ｂ系
高圧窒素ボンベ

クエンチャ

第 3図

非常用窒素供給系

系統概要図：圧力検出器高圧窒素ボンベの容量は，逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個（Ａ系 4 個，
Ｂ系 3 個）を開弁させた後，7 個を 7 日間開保持させるために必要な窒素ガ
ス量を基に，必要ボンベ本数を確保している。
1 系列当たりの必要ボンベ個数は以下のとおり。

【窒素ガス消費量】
非常用窒素供給系1系列を重大事故等の供給圧力まで加圧するための消費量：

1,880[NL]：

970[NL]

逃がし安全弁（自動減圧機能）4個を作動するための消費量
逃がし安全弁（自動減圧機能）4個を7日間開保持するための消費量： 19,032[NL]
合計 ： 21,882[NL]【高圧窒素ガスボンベによる供給量】
S ＝

P MPa abs
P MPa abs
P MPa abs
P MPa abs

P MPa abs

0.101325 MPa abs
14.8 MPa abs

5.1 MPa abs

0.101325 MPa abs
4,471 NL/本

V L/本

Vb

L
本

46.7

M本

M本

L
本

M本

M本

ここで，
Sb：高圧窒素ボンベ供給量［NL］
P1：高圧窒素ボンベ初期充填圧力＝14.8［MPa（abs）］
添付 2.3.1.1-8

P2：高圧窒素ボンベ交換圧力＝5.1［MPa（abs）］
PN：大気圧＝0.101325［MPa（abs）］
Vb：高圧窒素ボンベ容量（46.7[L/個]）
M ：高圧窒素ボンベ必要個数[個]開保持するために必要な窒素ガス消費量より多い供給量（Sb）が必要であり，Sb ＞ 21,882
上記の関係式より
4,471×M ＞ 21,882
M ＞ 4.9 [個] → 5 [個]

非常用窒素供給系(A 系：5 個，B 系：5 個)及び予備の高圧窒素ボンベ（10個）ともに必要容量を確保している。

添付 2.3.1.1-9

3.

逃がし安全弁の原子炉圧力制御に係る解析と実際の運用の違い
有効性評価では，逃がし安全弁（安全弁機能）の最低設定圧力（7.79MPa［gage］）で原子炉を圧力制御することを前提に解析しているが，実際の運用としては，サプレッション・プール水温度の上昇を周方向で均一にするために，運転手順に基づき温度を監視しながらなるべく離れた排気管クエンチャ
位置の逃がし安全弁を順次開放することとしている。また，逃がし安全弁（自動減圧機能）のみに限定しても同様の操作が可能である。なお，逃がし安全弁（安全弁機能）の最低設定圧力の弁 2 個のみで圧力制御される場合においても，第 4 図に示すとおり当該弁は対角位置に設置されていることから，原子炉から放出される蒸気が 1 箇所に偏らないように考慮されている。

4.

原子炉圧力制御に係るサプレッション・プールの温度成層化の影響「重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コードにつ
いて

第5部

MAAP

別添 1（補足）圧力抑制プール（S/C）の温度成層化の影響について」（以下「解析コード資料」という。）にて，温度成層化の発生の可能性について，福島事故を踏まえた考察をまとめている。
第 4 図及び第 5 図に示すとおり，東海第二発電所の逃がし安全弁の排気管のクエンチャ（Ｘクエンチャ）及び原子炉隔離時冷却系の排気スパージャの位置関係は解析コード資料で参照した福島第二原子力発電所４号炉と同様な位置関係である。また，事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失」のように，原子炉隔離時冷却系の間欠運転によって原子炉水位を維持しつつ，逃がし安全弁で原子炉圧力の制御を実施する場合には，原子炉隔離時冷却系が停止している間の逃がし安全弁の動作に伴う攪拌効果により，サプレッション・プールの温度成層化の発生の可能性は小さくなる。
一方，原子炉隔離時冷却系を停止し，逃がし安全弁による原子炉減圧状態
添付 2.3.1.1-10

を維持して低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水を実施する場合には，
温度成層化の発生の可能性はあるが，逃がし安全弁クエンチャの排気口はサ
プレッション・チェンバの底部から約 2.2m 程度の下部の位置に設置されていることから，この付近を境に上下の温度差が発生したとしても，サプレッション・プール水の多くを上部の温度が高い層が占めるため，解析コード資料
で参照した福島第二原子力発電所２号炉と同様に格納容器圧力に対する影響は小さいものと考えられる。

添付 2.3.1.1-11

第4図

サプレッション・プール内の逃がし安全弁クエンチャの配置図

第5図

逃がし安全弁クエンチャ及び原子炉隔離時冷却系
排気スパージャの配置図

添付 2.3.1.1-12

添 付 資 料 2.3.1.2
蓄電池による給電時間評価結果について

非 常 用 の 常 設 直 流 電 源 設 備 と し て ，125V 系 蓄 電 池 Ａ 系 ，125V 系 蓄 電
池 Ｂ 系 ， 125V 系 蓄 電 池 Ｈ Ｐ Ｃ Ｓ 系 の 3 系 統 ， 中 性 子 モ ニ タ 用 蓄 電 池 Ａ
系 及 び Ｂ 系 の 2 系 統 ，常 設 代 替 直 流 電 源 設 備 と し て ，緊 急 用 125V 系 蓄
電池の 1 系統を有している。
原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 の 運 転 操 作 に 係 る 負 荷 は ，直 流 125V 主 母 線 盤 ２
Ａ に 接 続 さ れ て お り ， 125V 系 蓄 電 池 Ａ 系 よ り 給 電 さ れ る 。 全 交 流 動 力
電源喪失時においては，同蓄電池からの電源供給により，原子炉隔離時冷却系が起動し，原子炉への注水が行われる。同蓄電池からの電源供給としては，電源供給開始から 1 時間後に中央制御室内にて，電源供給開始から 8 時間後には現場分電盤にて負荷の手動切離しを行うこと で ，そ の 後 16 時 間 に わ た り 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 に よ る 注 水 に 係 る 負
荷に電源を供給するものとして評価する。
上 記 運 転 方 法 に 必 要 な 負 荷 容 量 が 約 5,284Ah で あ る こ と に 対 し ，125V
系 蓄 電 池 Ａ 系 の 容 量 が 6,000Ah ※ １ で あ る こ と か ら ，24 時 間 ※ ２ に わ た り
原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 の 運 転 継 続 の た め の 電 源 供 給 が 可 能 で あ る 。（ 第 1図）

また，重大事故等の対応に必要な計装設備については，緊急用直流
125V 主 母 線 盤 に 接 続 さ れ て お り ，緊 急 用 125V 系 蓄 電 池 よ り 給 電 さ れ る 。
全交流動力電源喪失時においては，同蓄電池からの電源供給により，
電 源 供 給 開 始 か ら 負 荷 の 切 り 離 し を 行 う こ と な く ，24 時 間 ※ １ に わ た り
必要な計装設備に電源供給が可能である。
上 記 に 必 要 な 負 荷 容 量 が 約 3,043Ah で あ る こ と に 対 し ， 緊 急 用 125V
添付 2.3.1.2-1

系 蓄 電 池 の 容 量 が 6,000Ah ※ １ で あ る こ と か ら ， 24 時 間 に わ た り 電 源 供
給 が 可 能 で あ る 。（ 第 2 図 ）※1

蓄電池容量は，使用開始から寿命までの間変化し，使用年数を経るに従い容量が低下するため，蓄電池容量の算出に当た
っ て は ，「 据 置 蓄 電 池 の 容 量 算 出 法 」（ SBA S 0601-2014 ） によ る 保 守 率 0.8 を 採 用 し て い る こ と 及 び 各 負 荷 の 電 流 値 を 実
負荷電流ではなく，設計値を用いていることから，必要容量に対して余裕を持った容量を設定している。

※2

全交流動力電源装置（長期ＴＢ）においては事象発生 8 時間
後，全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）においては事象発生 3 時
間後に原子炉隔離時冷却系を停止し，可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水に切り替えるが，蓄電池の容量評価を保守的に評価するため，
原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 が 24 時 間 運 転 継 続 し た 想 定 で 評 価 を 実施している。

(1)

所内常設直流電源設備の仕様
名 称 ： 125V 系 蓄 電 池 Ａ 系
型式：鉛蓄電池
容 量 ： 約 6,000Ah
設置場所：原子炉建屋付属棟中 1 階

添付 2.3.1.2-2

(2)常設代替直流電源設備の仕様
名 称 ： 緊 急 用 125V 系 蓄 電 池
型式：鉛蓄電池
容 量 ： 約 6,000Ah
設置場所：原子炉建屋廃棄物処理棟 1 階

1 時間

放電時間
8 時間

1分

60 分

540 分

▼

▼

▼

主要負荷名称・遮断器制御放電電流[A]（瞬時負荷）
2,000
・Ｄ／Ｇ２Ｃ初期励磁（瞬時負荷）
1,800
・原子炉隔離時冷却系
復水ポンプ
1,600
・原子炉隔離時冷却系
真空ポンプ
・ 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系1 , 4 0 0
電動弁（瞬時負荷）
1,200
・計装設備
・非常用照明1,000・逃がし安全弁・その他負荷800

24 時間
1440 分▼・遮断器引き外し完了
・原子炉隔離時冷却系起動完了
1,750A

中央制御室にて不要直流負荷の
切り離し

600

現場分電盤にて不要直流負荷の
切り離し

400
255A

238A

200

134A

0
125V 系 蓄 電 池 Ａ 系

第 1図

6,000Ah

125V 系 蓄 電 池 Ａ 系

添付 2.3.1.2-3

負荷曲線

放電時間
24 時間

主要負荷名称1分

1440 分▼▼・遮断器制御放電電流[A]（瞬時負荷）
1,000
・高圧代替注水系
制御盤
800
・常設代替高圧電源
装置遠隔操作盤
600・計装設備
・その他負荷400・負荷余裕・遮断器引き外し完了
787A

200

99.8A

0
緊 急 用 125V 系 蓄 電 池

第 2図6,000Ah

緊 急 用 125V 系 蓄 電 池

添付 2.3.1.2-4

負荷曲線

添付資料 2.3.1.3
全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）時における原子炉隔離時冷却系の8 時間継続運転が可能であることの妥当性について

有効性評価の全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）では，約 8 時間の原
子炉隔離時冷却系を用いた原子炉注水に期待している。第 1 図に原子炉隔離時冷却系の系統構成概略を示す。
原子炉隔離時冷却系の起動から約 8 時間の継続運転のために直流電源を必要とする設備は，計測制御設備の他，電動弁，真空ポンプ及び復水ポンプの電動機があるが，これらに電源供給が可能であることは添 付 資 料 2.3.1.2 に て 確 認 し て い る 。
事故時には直流電源の容量以外にも，サプレッション・チェンバ圧
力及びサプレッション・プール水温度の上昇や原子炉隔離時冷却系室
温度及び中央制御室温度の上昇が，原子炉隔離時冷却系の運転継続に影響することも考えられるため，その影響についても確認した（第 1表 参 照 ）。
第 1 表に記載したそれぞれの要因は原子炉隔離時冷却系の 8 時間継
続運転上の制約とならないことから，本有効性評価においてこの機能に期待することは妥当であると考える。

添付 2.3.1.3-1

第 1表

全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ 長 期 Ｔ Ｂ ） 時 に お け る 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 の 継 続 運 転 へ の 影 響 評 価 （ 1／ 2）

評価項目
サプレッション・
プール水温度上昇

影響概要
サプレッション・プール水温度の上昇により ，原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 ポ ン プ の キ ャ ビ テ ーシ ョ ン が 発 生 し ，原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 ポ ン プの運転に影響を与える可能性が考えられる。

添付 2.3.1.3-2

潤滑油冷却系はポンプ吐出水により冷却する こ と か ら ，サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル 水 温 度の 上 昇 に よ り ，軸 受 機 能 が 潤 滑 油 温 度 上 昇 の影 響 を 受 け ，原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 ポ ン プ の 運転に影響を与える可能性が考えられる。
サプレッション・プール水温度の上昇により ，復 水 器 が 機 能 停 止 に 至 り ，原 子 炉 隔 離 時
冷却系ポンプの運転に影響を与える可能性が考えられる。
サプレッション・プール水温度の上昇により ，制 御 油 の 温 度 が 上 昇 し ，粘 性 低 下 が 速 度
制 御 に 影 響 を 及 ぼ す こ と に よ っ て ，原 子 炉 隔
離時冷却系ポンプの運転に影響を与える可能性が考えられる。

評 価
原子炉隔離時冷却系ポンプの第一水源であるサプレッション・プールを水源とした場合，事象発生後 8 時間での水温は 約 10 0℃ と な る 。（ 第 3 図 ）この時の原子炉隔離時冷却系ポンプの有効吸込み水頭（ＮＰ Ｓ Ｈ ） は 約 6 .4 m ま で 低 下 す る が ， 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 ポ
ン プ の 必 要 Ｎ Ｐ Ｓ Ｈ で あ る 約 5 .8 m に 対 し て 十 分 余 裕 が あ る
ため，キャビテーションは発生しない。したがって，サプ
レッション・プール水温度上昇によって原子炉隔離時冷却系の 8 時間継続運転は阻害されない。
ポンプ軸受の潤滑油温度は，冷却器の設計上，潤滑油の冷却 に 使 用 し て い る サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル 水 温 度 よ り
高くなるが，潤滑油の許容温度である未満となるため，軸受の冷却が阻害されることはない。したがって，サ
プレッション・プール水温度上昇によって原子炉隔離時冷却系の 8 時間継続運転は阻害されない。
タービングランド部からの蒸気の微小漏えいにより室内温度が悪化するが，制御系は原子炉隔離時冷却系ポンプとは別区画に設置している。したがって，サプレッション・プ
ール水温度上昇によって原子炉隔離時冷却系の 8 時間継続
運転は阻害されない。
制御油の粘性低下により制御器からの指示信号と実速度に差異が生じる可能性があるが，差は極わずかであること及び速度制御は実際のポンプ吐出量によって決定されることから，ガバナ機能は維持される。したがって，サプレッション・プール水温度上昇によって原子炉隔離時冷却系の 8
時間継続運転は阻害されない。

第 1表

全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ 長 期 Ｔ Ｂ ） 時 に お け る 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 の 継 続 運 転 へ の 影 響 評 価 （ 2／ 2）

評価項目
サプレッション・
チェンバ圧力上昇

原子炉隔離時冷却系
ポンプ室温度上昇

添付 2.3.1.3-3

中央制御室温度上昇

影響概要
原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 タ ー ビ ン 保 護 の た め ，サプ レ ッ シ ョ ン・チ ェ ン バ 圧 力 0 .1 7 2 M Pa [ g ag e ]に て ，原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 タ ー ビ ン 排 気 圧 高
ト リ ッ プ イ ン タ ー ロ ッ ク が 動 作 し ，原 子 炉 隔
離時冷却系の運転が停止する可能性が考えられる。
原子炉隔離時冷却系のポンプ，電気制御系
統，弁 ，ター ビン等 の 設計で 想定 し て いる環
境 の 最 高 温 度 は 6 5 .6 ℃ を 想 定 し て い る 。全 交
流動力電源喪失時は換気空調系が停止してい る た め ，原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 ポ ン プ 室 温 が
65 . 6℃ を 超 え ，原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 ポ ン プ の運転に影響を与える可能性が考えられる。
中央制御室に設置されている原子炉隔離時
冷却系制御盤の設計で想定している環境の
最 高 温 度 は 4 0℃ で あ る 。全 交 流 動 力 電 源 喪 失で は 換 気 空 調 系 が 停 止 す る た め ，中 央 制 御 室
温 度 が 最 高 温 度 を 超 え ，原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系
ポンプの運転に影響を与える可能性が考え
られる。

評 価
全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）時のサプレッション・チ
ェンバ圧力を評価した結果，事象発生から 8 時間後の圧力は 約 0. 07 MP a [g ag e ]で あ り ，原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 タ ー ビ ン 排気圧高トリップインターロック設定圧力を下回る（。第 4 図）したがって，サプレッション・チェンバ圧力上昇によって原子炉隔離時冷却系の 8 時間継続運転は阻害されない。
全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）時の原子炉隔離時冷却系
ポンプ室温度を評価した結果，事象発生から 8 時間後の室
温 は 約 65 ℃ （ 初 期 室 温 4 0℃ ） で あ り ， 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系の 設 計 で 想 定 し て い る 65 . 6 ℃ を 下 回 る 。 し た が っ て ， 原 子
炉隔離時冷却系ポンプ室温度上昇によって原子炉隔離時冷却系の 8 時間継続運転は阻害されない。
全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）時の中央制御室温度を評価 し た 結 果 ，事 象 発 生 か ら 8 時 間 後 の 室 温 は 約 3 7℃ で あ り ，
制 御 盤 の 設 計 で 想 定 し て い る 環 境 の 最 高 温 度 40 ℃ を 下 回る。したがって，中央制御室温度上昇によって原子炉隔離
時冷却系の 8 時間継続運転は阻害されない。

第 1図

原子炉隔離時冷却系系統概要図

添付 2.3.1.3-4

サプレッション・
サプレッション・
プールへ
プールより
復水貯蔵タンク(CST)よりサプレッション・
MO

復水貯蔵
タンク水
供給弁
F010

タービン駆動蒸気（主蒸気系F063,F064より）

MO

ﾄﾘｯﾌﾟ/ｽﾛｯﾄﾙ弁C002

HO

MO

RCICｳｫｰﾀｰ
ﾚｸﾞｼｰﾙﾎﾟﾝﾌﾟ

蒸気供給弁F045

MO

注水（原子炉
圧力容器へ）

ポンプ出口弁
F012

MO

添付 2.3.1.3-5

原子炉注水弁
F013

プール水供給弁F031

MO

ミニフロー弁
F019

ﾄﾞﾚﾝ
ﾎﾟｯﾄ

タービン排気弁
F068
MO

原子炉隔離時冷却系ポンプ
MO

真空出口弁
F069
MO

サプレッション・
チェンバへ

真空タンク

MO

復水貯蔵タンク（CST）へ

タービン排気（サプレッション・プールへ）

バロメトリック
コンデンサ

MO

テストバイパス
ライン仕切弁
（CST）F059※：Hydraulic Operated の略。
タービン直結の主油ポンプからの油圧で動作

HO弁※

タービン

MO

テストバイパス
弁（CST）F022：蒸気系配管
：水系配管：蒸気（リークオフ）：油圧系統

オイルクーラー
冷却水
供給弁F046

真空ポンプ
復水ポンプ

オイルクーラー

第 2図原子炉隔離時冷却系ポンプ周り系統図

300

ー
サプレッション・プール水温度
サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ

200

8 時間時点の温度
約 100℃

ル
水
温
度

100

（℃）

(m)
0
0

4

8

12

16

20

24

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TB--GG5B000

第 3図

サプレッション・プール水温度の推移

0.8

サプレッション・チェンバ圧力

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
チ
ェ
ン
バ
圧
力

0.6

0.4

8 時間時点の圧力
約 0.07MPa[gage]
0.2(MPa[gage])(MPa[gage])
0.0
0

4

8

12

16

20

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TB--GG5B000

第 4図

サプレッション・チェンバ圧力の推移

添付 2.3.1.3-6

24添付資料 2.3.1.3

補足資料 1

サプレッション・プール水温度上昇時のＮＰＳＨ評価について

サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 度 が 120℃ ， 150℃ ， 200℃ に お け る Ｎ
ＰＳＨ評価を実施し，第 2 表のとおり，いずれの温度に対しても有効
ＮＰＳＨが必要ＮＰＳＨを上回ることを確認している。

第 2表
サ プ レ ッ シ ョ ン・
プール水温度
有効ＮＰＳＨ
必要ＮＰＳＨ

原子炉隔離時冷却系ポンプＮＰＳＨ評価
120℃

150℃

200℃

6.41m
5.8m

6.46m
5.8m

6.53m
5.8m

添付 2.3.1.3-7

添付資料 2.3.1.3

補足資料 2

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）時における原子炉隔離時冷却系ポンプ室及び中央制御室の室温評価について

1.
(1)

温度上昇の評価方法
評価の流れ
全交流動力電源喪失時には換気空調系による除熱が行われないため，評
価対象の部屋の温度変化は，室内の機器や配管などの熱源や評価対象の部
屋よりも室温が高い隣の部屋（上下階含む。）から受ける熱量（室内外発熱負荷）と評価対象の部屋よりも室温が低い隣の部屋（上下階含む。）への放熱（躯体放熱）のバランスによって決定される。（第 5 図参照）
換気空調系停止後，室温が上昇を始め，評価対象の部屋の躯体温度以上になれば評価対象の部屋から躯体への放熱が始まり，温度上昇は抑制され
る。

温度（℃）

高温側の部屋

高温側の室温躯体コンクリート（壁，天井，床）低温側の部屋躯体コンクリート内部における熱伝導

機器や配管
による発熱

躯体 コ ンク リート→空 気間における熱伝達
熱の移動

空気→ 躯体 コンクリー ト間における熱伝達低温側の室温位置（m）

第5図

室温評価における温度分布と熱の移動の概要図

添付 2.3.1.3-8

(2)

評価条件
評価条件を以下にまとめる。
①

評価対象とする部屋の条件
ａ．原子炉隔離時冷却系ポンプ室
・初期室温：40℃（夏季設計温度）
積：556m３・容・熱 容 量：574.5kJ／℃（保守的に室内機器分の鉄熱容量は考慮せず，上記容積分の空気熱容量のみを考慮する。）
・発熱負荷：第 3 表参照。また，発熱負荷の内訳を第 4 表に示す。

第3表

原子炉隔離時冷却系ポンプ室

時間
(h)
発熱負荷
(kW)

0

1

2

3

4

5

6

7

8

13.5

13.5

13.5

13.5

14.2

14.9

15.5

16.0

16.7

第4表

原子炉隔離時冷却系ポンプ室

時間(h)
0
1
2
3
4
5
6
7
8

配管内の流体温度
注水配管内流体温度設定(℃)※１
66※２
66※２
66※２
67
74
81
88
93
100

※1
※2
※3

発熱負荷

発熱負荷内訳
発熱負荷
配管(kW)
機器(kW)
8.5※３
5.0
8.5※３
5.0
※３
8.5
5.0
8.5※３
5.0
9.2
5.0
9.9
5.0
10.5
5.0
11.0
5.0
11.7
5.0

注水配管以外には蒸気配管がある。それは保守的に機器の最高使用温度が 0〜8h まで継続するものとして設定する。
0h〜2h までのサプレッション・プール温度は，32℃〜59℃の範囲であるが，保守的に 66℃にて設定する。
0h〜2h までの配管発熱負荷の詳細値は約 8.401kW であり，安全側に切り上げて 8.5kW に設定。また，3h までの配管発熱負荷の詳細値は約 8.49kW であるため，同様に 8.5kW に設定。

添付 2.3.1.3-9

ｂ．中央制御室
・初期室温：24℃（夏季設計温度）
・容

積：2,219.2m3

・熱 容 量：47,021.1kJ／℃（保守的に室内新設機器の鉄熱容量は考慮せず，既設機器の鉄熱容量と上記容積分の空気熱容量のみを考慮する。）
・発熱負荷：22,206W（0h〜1h まで），20,892W（1h〜8h まで）（発熱負荷は，直流電源から給電される機器（盤）の全電源容量に発熱効率 0.5 を考慮し設定。また，1h後に平均出力領域計装を切り離す運用も考慮する。
なお，発熱効率 0.5 は過去実績値より設定。）②

評価対象の部屋に隣接する部屋の温度条件
第 5 表に隣接する部屋の温度条件を示す。また，第 6 図及び第 7 図に評価対象の部屋と隣接する部屋の位置関係を示す。
なお，当該温度条件は，保守的に事象初期から評価期間の間，継続するものとして評価を行う。

添付 2.3.1.3-10

第5表
隣接する部屋隣接する部屋の温度条件

温度条件(℃)

設定理由

65.6

設計基準事故時に想定している蒸気配管破断を考慮した左記温度を設定。

一般エリア（二次格納容器施設外）

50.0

全交流動力電源喪失時の一般エリア内は，発熱源が少なく，夏季設計温度 40℃から 5℃程度上昇することが想定される。このため，これに余裕を見た左記温度を設定。

サプレッショ
ン・チェンバ100.0

全交流動力電源喪失時のサプレッション・チェン
バの 8 時間後の最大温度を設定。

地中

20.0

水戸市の地中温度の最大となる月平均温度 16.2℃に余裕を見た値を設定。（「地中温度等に関する資料(農業気象資料第 3 号,1982)」）

ＭＳトンネル室

102.0

ＭＳトンネル室は，全交流動力電源喪失時の 8 時
間後のドライウェル温度約 102℃を設定。

38.4

全交流動力電源喪失時のタービン建屋及びサービ
ス建屋内は，発熱源がなく，夏季設計温度 32.2℃
から有意な温度上昇はないと考えられるが，保守的に屋外で想定する水戸地方気象台で観測された
左記日最大気温を設定。（気象庁ＨＰより）

原子炉棟

タービン建屋，
サービス建屋

添付 2.3.1.3-11

原子炉建屋地下 2 階 ※１
※1

地下 2 階より下は，躯体コンクリートを介して「地中」と隣接している。

第6図

原子炉隔離時冷却系ポンプ室及び隣接する部屋の位置関係図

原子炉建屋 2 階
※2

原子炉建屋地下 1 階

原子炉建屋 3 階

原子炉建屋付属棟 4 階

当該隣接室は，評価が保守的となるようにＭＳトンネル室を代表させている。

第7図

中央制御室及び隣接する部屋の位置関係図
添付 2.3.1.3-12

③躯体コンクリートの熱伝達条件
ａ．コンクリート壁−空気の熱伝達率
熱伝達率（W／m２ ・℃）
鉛直壁面
2※１
水平壁面（上向き）
3※１
水平壁面（下向き）0.5※１※1 伝熱工学資料第 5 版に基づき，温度差 5℃，代表高さ 5m にて
算出した値
評価壁面

ｂ．コンクリートの熱伝達率
物性値 ※２

評価壁面

熱伝導率1.6（W/m・℃）
熱拡散率
5.3E-07（m2/s）※2 伝熱工学資料第 5 版に基づく

(3)

評価結果
全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）時において，事象発生 8 時間後の原子
炉隔離時冷却系ポンプ室の温度は約 65℃，中央制御室の温度は約 37℃となり，設計で考慮している温度を超過しないため，原子炉隔離時冷却系の運転継続に与える影響はない。

室 内 温 度 ℃(
)
時間(h)

第8図

原子炉隔離時冷却系ポンプ室温の推移図

添付 2.3.1.3-13

室 内 温 度 ℃()

時間 (h)

第9図

中央制御室室温の推移図

添付 2.3.1.3-14

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 Ｔ Ｂ ））

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）時の安定状態については，以下のとおり。
原子炉安定停止状態：事象発生後，設計基準事故対処設備又は重大事故等対処
設備 を用 い た 炉 心 冷 却 が 維持 可 能で あ り ，ま た ，冷却 のため の設 備 が そ の 後 も 機 能維 持 でき ，か つ ，必 要な 要 員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合に安定停止状態が確立されたものとする。
格納容器安定状態 ：炉心冷却が維持された後に，設計基準事故対処設備又は重大事故等対処設備を用いた格納容器除熱により格納
容器 圧力 及 び 温 度 が 安 定 又は 低 下傾 向 に 転じ ，また ，格
納容器除熱のための設備がその後も機能維持でき，かつ ，必 要 な 要 員 の 不 足 や 資 源 の 枯 渇 等 の あ ら か じ め 想 定
される事象悪化のおそれがない場合に安定状態が確立されたものとする。
【安定状態の確立について】
原子炉安定停止状態の確立について
原子炉隔離時冷却系の原子炉注水により炉心冷却が維持される。可搬型代替
注水中型ポンプによる原子炉注水の準備完了後，原子炉を減圧し，可搬型代替
注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水を実施す
る こ と で ，引 き 続 き 炉 心 の 冷 却 は 維 持 さ れ ，原 子 炉 安 定 停 止 状 態 が 確 立 さ れ る 。
格納容器安定状態の確立について
炉心冷却を継続し，常設代替高圧電源装置による交流動力電源の供給開始後に残留熱除去系を用いた格納容器除熱を実施することで，格納容器圧力及び雰
囲 気 温 度 は 安 定 ※ 又 は 低 下 傾 向 と な る 。格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 は 1 50℃ を 下 回 る とともに，ドライウェル雰囲気温度は，低圧注水継続のための逃がし安全弁の機
能 維 持 が 確 認 さ れ て い る 126 ℃ を 上 回 る こ と は な く ， 格 納 容 器 安 定 状 態 が 確 立される。
また，重大事故等対策時に必要な要員は確保可能であり，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
※

残 留 熱 除 去 系 （ サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 冷 却 系 ）に 切 り 替 え る と ， 原 子 炉 圧 力 容 器
か ら の 放 熱 の 影 響 に よ り ド ラ イ ウ ェ ル 雰 囲 気 温 度 は わ ず か に 上 昇 傾 向 と な る 。た だ
し ，残 留 熱 除 去 系 に よ る 格 納 容 器 除 熱 は 確 立 し て お り ，長 期 的 に は 減 圧 後 の 原 子 炉
圧 力 容 器 温 度 （ 100℃ 程 度 ） よ り 若 干 低 い 温 度 で 平 衡 状 態 と な る こ と か ら ， こ の 状
態も含め安定傾向とする。

【安定状態の維持について】
上記の炉心損傷防止対策を継続することにより安定状態を維持できる。
また，残留熱除去系の機能を維持し除熱を継続することで，安定状態の維持が可能となる。
（ 添 付 資 料 2.1.2 別 紙 1）

添付 2.3.1.4-1

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

第 1-1 表
分類

重要現象

崩壊熱

解析モデル

崩壊熱モデル

燃料棒表面熱伝達モデル

炉心

添付 2.3.1.5-1

燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移，気液熱非平衡

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＳＡＦＥＲ）（1／2）

燃料被覆管酸化燃料被覆管変形

ジルコニウム−
水反応モデル

膨れ・破裂評価モデル

不確 かさ

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

入力値に含 まれ る。
最確 条件 を 包 絡 で き る 条 件 を 設 定 す る こ と に より崩壊熱を 大き くす るよ う 考慮 して い る 。
TBL，ROSA-Ⅲ の 実 験 解 析 に お い て ， 熱 伝 達 係 数を低 めに 評 価 す る 可 能 性 が あ り ， 他 の 解 析 モ デルの 不確 か さ と あ い ま っ て コ ー ド 全 体 と し て ，スプ レイ 冷 却 の な い 実 験 結 果 の 燃 料 被 覆 管 温 度に比べて最 大 50℃ 程度 高め に 評価 する 。 また ，
低圧 代替 注 水 系 に よ る 注 水 で の 燃 料 棒 冷 却 過 程にお ける 蒸 気 単 相 冷 却 又 は 噴 霧 流 冷 却 の 不 確 かさは＋20℃ 〜＋40℃ 程度 で ある 。
酸化 量及 び 酸 化 反 応 に 伴 う 発 熱 量 を よ り 大 き く
見積もる Baker-Just 式 によ る 計算 モデ ル を採 用しており， 保守 的な 結果 を 与え る。

「解 析 条件 を最 確 条件 と した 場合 の 運転 員等 操 作時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析 コ ード は， 炉 心の 冠 水が 維持 さ れる 実験 解 析に おい て ，燃 料
被覆 管 温度 をほ ぼ 同等 に 評価 する 。 有効 性評 価 解析 では ， おお む
ね炉 心 の冠 水状 態 が維 持 され てお り ，燃 料被 覆 管の 最高 温 度は 初
期値 以 下に とど ま るこ と から ，不 確 かさ は小 さ く， また ， 事象 初期の原子炉注水は原子炉隔離時冷却系の自動起動により確保され， 燃 料被 覆管 温 度を 操 作開 始の 起 点と する 運 転員 等操 作 はな い
こと から ， 運転 員等 操作 時 間に 与え る 影 響は ない 。

解析コードは，炉心の冠水が維持される実験解析において，燃料被覆管温度をほぼ同等に評価する。有効性評価解析では，おおむ
ね炉心の冠水状態が維持されており，燃料被覆管の最高温度は初期値以下にとどまることから，評価項目となるパラメータに与える影 響は な い。

解析 コ ード は， 酸 化量 及 び酸 化反 応 に伴 う発 熱 量の 評価 に つい て
保守 的 な結 果を 与 える た め， 燃料 被 覆管 温度 を 高め に評 価 する 可能性 が ある 。よ っ て， 実 際の 燃料 被 覆管 温度 は 低く なる が ，事 象
初期 の 原子 炉注 水 は原 子 炉隔 離時 冷 却系 の自 動 起動 によ り 確保 され， 燃 料被 覆管 温 度を 操 作開 始の 起 点と する 運 転員 等操 作 はな い
こと から ， 運転 員等 操作 時 間に 与え る 影 響は ない 。
有効 性 評価 解析 で は炉 心 の冷 却は 維 持さ れ， 燃 料被 覆管 最 高温 度
は初 期 値を 上回 る こと が ない こと か ら， 燃料 被 覆管 の破 裂 判定 の不確 かさ が 運転 員等 操作 に 与え る影 響 は ない 。

解析コードは，酸化量及び酸化反応に伴う発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，燃料被覆管温度を高く評価することから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。ただし ，おお むね 炉 心部 の冠 水が 維 持さ れ る本 事故 シ ーケ ンス では ，
この 影響 は 小さ いと 考え ら れる 。

膨れ ・破 裂 は ， 燃 料 被 覆 管 温 度 と 円 周 方 向 応 力に基 づい て 評 価 さ れ ， 燃 料 被 覆 管 温 度 は 上 述 のよう に高 め に 評 価 さ れ ， 円 周 方 向 応 力 は 燃 焼 期
間中 の変 化 を 考 慮 し て 燃 料 棒 内 圧 を 大 き く 設 定
し保 守的 に 評 価 し て い る 。 し た が っ て ， ベ ス ト
フィ ット 曲 線 を 用 い る 場 合 も 破 裂 の 判 定 は お お
むね保守的 とな る。

有効性評価解析では炉心の冷却は維持され，燃料被覆管最高温度
は初期値を上回ることがないことから，燃料被覆管の破裂判定の不確 かさ が 評価 項目 とな る パラ メー タ に 与え る影 響 はな い。

添付資料 2.3.1.5

第 1-1 表
分類

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＳＡＦＥＲ）（2／2）

重要現象

炉心

沸騰・ボイド率変化，気液分離（水位変化）・対向流，三次元効果

添付 2.3.1.5-2
原子炉圧力容器

沸騰・凝縮・ボイ
ド率変化，気液分
離（水位変化）・
対向流

解析モデル

二相流体の流動モデル

二相流体の流動モデル

冷却材放出（臨界流・差圧流）

臨界流モデルECCS 注 水 （ 給 水系・代替注水系含む。）

原子炉注水系モデル

不確 かさ

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

TBL，ROSA-Ⅲ，FIST-ABWR の 実験 解析 にお いて ，
二相 水位 変 化 は ， 解 析 結 果 に 重 畳 す る 水 位 振 動
成分 を除 い て ， 実 験 結 果 と お お む ね 同 等 の 結 果が得 られ て い る 。 低 圧 代 替 注 水 系 の 注 水 に よ る
燃料 棒冷 却 （ 蒸 気 単 相 冷 却 又 は 噴 霧 流 冷 却 ） の不確かさは ＋20℃〜 ＋40℃ 程度 であ る 。
また，原子炉 圧 力の 評価 に おい て，ROSA-Ⅲで は，
2MPa より低 い圧 力 で系 統的 に 圧力 低下 を 早め に予測 する 傾 向 を 呈 し て お り ， 解 析 上 ， 低 圧 注 水系の起動タイミングを早める可能性が示される。 しか し ， 実 験 で 圧 力 低 下 が 遅 れ た 理 由 は ，
水面 上に 露 出 し た 上 部 支 持 格 子 等 の 構 造 材 の 温
度が 燃料 被 覆 管 か ら の 輻 射 や 過 熱 蒸 気 に よ り 上
昇し，LPCS スプ レ イの 液滴 で 冷却 され た 際に 蒸気が 発生 し た た め で あ り ， 炉 心 の 冠 水 状 態 が お
おむ ね維 持 さ れ る 事 故 シ ー ケ ン ス で は 考 慮 す る
必要 のな い 不 確 か さ で あ る 。 こ の た め ， 燃 料 被
覆管 温度 に 大 き な 影 響 を 及 ぼ す 低 圧 代 替 注 水 系の注 水タ イ ミ ン グ に 特 段 の 差 異 を 生 じ る 可 能 性
はないと考 えら れる 。
下部 プレ ナ ム の 二 相 水 位 を 除 き ， ダ ウ ン カ マ の
二相 水位 （ シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 ） に 関 す る 不 確 かさを 取り 扱 う 。 シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 に つ い て は ，
燃料 被覆 管 温 度 及 び 運 転 員 操 作 の ど ち ら に 対 しても 二相 水 位 及 び こ れ を 決 定 す る 二 相 流 動 モ デルの 妥当 性 の 有 無 は 重 要 で な く ， 質 量 及 び 水 頭のバ ラン ス だ け で 定 ま る コ ラ プ ス ト 水 位 が 取 り
扱え れば 十 分 で あ る 。 こ の た め ， 特 段 の 不 確 かさを考慮す る必 要は ない 。
TBL，ROSA-Ⅲ，FIST-ABWR の 実験 解析 にお いて ，
圧力 変化 は 実 験 結 果 と お お む ね 同 等 の 解 析 結 果が得 られ て お り ， 臨 界 流 モ デ ル に 関 し て 特 段 の不確かさを 考慮 する 必要 は ない 。

運転 操作 は シュ ラウ ド外 水 位（ 原子 炉 水 位計 ）に 基 づく 操作 であるこ とか ら ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 は原 子 炉圧 力容 器の分類 にて 示 す。

解析 コー ド は， 燃料 被覆 管 温度 に対 し て ，解 析結 果 に重 畳す る水位振 動に 伴 う燃 料棒 冷却 の 不確 かさ の 影 響を 考慮 す ると 20℃ 〜
40℃ 程度 低 めに 評価 する 可 能性 があ る が ，有 効性 評 価解 析に おける燃 料被 覆 管最 高温 度は 初 期値 を上 回 る こと がな く ，評 価項 目に対し て十 分 な余 裕が ある こ とか ら， そ の 影響 は非 常 に小 さい 。

解析 コ ード は， ダ ウン カ マ部 の二 相 水位 変化 を 適切 に評 価 する ことか ら， 運 転員 等操 作時 間 に与 える 影 響 は小 さい 。

解析コードは，ダウンカマ部の二相水位変化を適切に評価することか ら， 評 価項 目と なる パ ラメ ータ に 与 える 影響 は 小さ い。

解析 コ ード は， 原 子炉 圧 力変 化を 適 切に 評価 す るこ とか ら ，運 転員等 操作 時 間に 与え る影 響 は小 さい 。
破断 口 及び 逃が し 安全 弁 から の流 出 は， 圧力 容 器ノ ズル 又 はノ ズ
ルに 接 続す る配 管 を通 過 し， 平衡 均 質流 に達 す るの に十 分 な長 さであ る こと から ， 管入 口 付近 の非 平 衡の 影響 は 無視 でき る と考 えられ ，平 衡 均質 臨界 流モ デ ルを 適用 可 能 であ る。
「解 析 条件 を最 確 条件 と した 場合 の 運転 員等 操 作時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析コードは，原子炉圧力変化を適切に評価することから，評価
項目 とな る パラ メー タに 与 える 影響 は 小 さい 。
破断口及び逃がし安全弁からの流出は，圧力容器ノズル又はノズ
ルに接続する配管を通過し，平衡均質流に達するのに十分な長さであることから，管入口付近の非平衡の影響は無視できると考えられ ，平 衡 均質 臨界 流モ デ ルを 適用 可 能 であ る。
「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

入力値に含 まれ る。
各系 統の 設 計 条 件 に 基 づ く 原 子 炉 圧 力 と 注 水 流
量の 関係 を 使 用 し て お り ， 実 機 設 備 仕 様 に 対 して注 水流 量 を 少 な め に 与 え ， 燃 料 被 覆 管 温 度 を高めに評価 する 。

第 1-2 表
分類

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＭＡＡＰ）

重要 現象

炉心

崩壊 熱

原子炉
圧力容器

ECCS 注 水 （ 給 水系・代替 注水設備
含む ）

解析
モデル
炉心モデル（原子炉出力及び崩壊熱）
安全系モデル（非常用炉心冷却系）

格納容器各領域
間の 流動

格納容器モデル（格納容器の熱水力モデル）

格納容器

添付 2.3.1.5-3

構造材との熱伝達及び内部熱伝
導不確 かさ

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

入力値に含 まれ る。
保守 的な 崩 壊 熱 を 入 力 値 に 用 い て お り ， 解 析 モ
デルの不確 かさ の影 響は な い。
入力値に含 まれ る。
保守 的な 注 水 特 性 を 入 力 値 に 用 い て お り ， 解 析
モデルの不 確か さの 影響 は ない 。

「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

HDR 実験解 析で は，格納 容 器圧 力及 び 雰囲 気温 度につ いて ， 温 度 成 層 化 を 含 め て 傾 向 を よ く 再 現
でき るこ と を 確 認 し た 。 格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 を
十数℃程度 高め に， 格納 容 器圧 力 を 1 割 程度 高
めに 評価 す る 傾 向 が 確 認 さ れ た が ， 実 験 体 系 に起因 する も の と 考 え ら れ ， 実 機 体 系 に お い て は
この 種の 不 確 か さ は 小 さ く な る も の と 考 え ら れる。 また ， 非 凝 縮 性 ガ ス 濃 度 の 挙 動 に つ い て ，
解析 結果 が 測 定 デ ー タ と よ く 一 致 す る こ と を 確認した。
CSTF 実験解析 では ，格 納 容器 雰囲 気 温度 及び 非凝縮 性ガ ス 濃 度 の 挙 動 に つ い て ， 解 析 結 果 が 測
定データと よく 一致 する こ とを 確認 し た 。

解析 コー ド は，HDR 実験 解 析に おい て 区 画に よっ て 格納 容器 雰囲
気温 度を 十 数℃ 程度 ，格 納 容器 圧力 を 1 割程 度高 め に評 価す る傾
向が 確認 さ れて いる が， BWR の 格納 容 器 内の 区画 と は異 なる 等，
実験 体系 に 起因 する もの で ある と考 え ら れ， 実機 体 系に おい ては
不確 かさ が 小さ くな るも の と推 定さ れ ， 全体 とし て は格 納容 器圧力及 び雰 囲 気温 度の 傾向 を 適切 に再 現 で きて いる こ とか ら， 格納
容器 圧力 及 び雰 囲気 温度 を 操作 開始 の 起 点と して い る可 搬型 代替
注水 中型 ポ ンプ を用 いた 代 替格 納容 器 ス プレ イ冷 却 系（ 可搬 型）によ る格 納 容器 冷却 に係 る 運転 員等 操 作 時間 に与 え る影 響は 小さい。
また ，格 納 容器 各領 域間 の 流動 ，構 造 材 との 熱伝 達 及び 内部 熱伝
導の 不確 か さに おい ては ，CSTF 実験 解 析 にお いて 格 納容 器雰 囲気
温度 及び 非 凝縮 性ガ スの 挙 動は 測定 デ ー タと 良く 一 致す るこ とを確認 して お り， その 差異 は 小さ いこ と か ら， 格納 容 器圧 力及 び雰
囲気 温度 を 操作 開始 の起 点 とし てい る 可 搬型 代替 注 水中 型ポ ンプ
を用 いた 代 替格 納容 器ス プ レイ 冷却 系 （ 可搬 型） に よる 格納 容器
冷却 に係 る 運転 員等 操作 時 間に 与え る 影 響は 小さ い 。

解析 コー ド は，HDR 実験 解 析に おい て 区画 によ って 格 納容 器雰 囲気
温度 を十 数 ℃程 度， 格納 容 器圧 力を 1 割 程度 高め に 評価 する 傾向が確 認さ れ てい るが ，BWR の格 納 容器 内の 区画 とは 異 なる 等，実験体系に起因するものであり，実機体系においては不確かさが小さくなるものと推定され，全体としては格納容器圧力及び雰囲気温度の傾向を適切に再現できていることから，評価項目となるパラ
メー タに 与 える 影響 は小 さ い。
また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導の 不確 か さに おい ては ，CSTF 実 験 解析 によ り格 納 容器 雰囲 気温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認していることから，評価項目となるパラメータに与える影響は
小さ い。

入力値に含 まれ る。
スプ レイ の 水 滴 温 度 は 短 時 間 で 雰 囲 気 温 度 と 平衡に至ることから伝熱モデルの不確かさはな
い。
入力値に含 まれ る。
ポン プ流 量 及 び 除 熱 量 は ， 設 計 値 に 基 づ き 与 え
られ てお り ， 解 析 モ デ ル の 不 確 か さ の 影 響 は ない。

「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

気液界面の熱伝達スプ レイ 冷却

安全系モデル（格納容器スプレイ）

サ プ レ ッ シ ョン・ プー ル冷却

安全系モデル（非常用炉心冷却系）

第2表

解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（1／5）
解析条件の不確かさ

項目

条件 設定 の 考え 方
解析条件

最確 条件

原子炉熱出力3,293MW

約 3,279MW〜
約 3,293MW（実 績値 ）

原子炉圧力(圧力容器ドーム部)

6.93MPa[gage]

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

定格 熱出 力 を設 定

定格 圧力 を 設定

通常 運転 水 位を 設定
通常 運転 水 位
（セパレ ー タス カー
ト下端か ら 約＋122cm〜約 ＋132cm）（実 績値 ）

48,300t／h（定格流量（100％流量））

定格流量の約 86％〜約 104％（実績値）

定格 流量 を 設定
初期条件

添付 2.3.1.5-4

原子炉水位

通常運転水位（セパレータスカー
ト下端から＋126cm）

炉心流量

燃

料

燃料棒最大
線出力密度

原子炉停止後の
崩壊熱

９×９燃料
(Ａ型)

44.0kW／m

ANSI/ANS-5.1-1979
燃焼度 33GWd／t

装荷 炉心 ご と約 33 kW／ m〜
約 41kW／m（実 績値 ）

燃焼 度
33GWd／t 以下（実 績値 ）

９ ×９ 燃 料 (Ａ 型 )と ９ ×９ 燃 料 (Ｂ型)は ， 熱 水力 的 な 特 性 はほ ぼ 同 等
であ り ，そ の他 の 核的 特性 等の 違 いは燃料棒最大線出力密度の保守性に包 含さ れ るこ とか ら ，代 表的 に ９
×９燃 料(Ａ 型)を 設 定
初期の燃料棒線出力密度が大きい
方が燃料被覆管温度に対して厳しい設 定と な る
この ため ，保安 規 定の 運転 上の 制 限にお ける 上 限値 を設 定
崩壊 熱が 大 きい 方が ，原子 炉水 位 低
下及び格納容器圧力上昇の観点で厳し い設 定 とな る。こ のた め，崩 壊熱が大きくなる燃焼度の高い条件と し て，1 サ イ ク ルの 運 転 期 間(13ヶ 月)に 調 整運 転 期 間(1 ヶ 月)を 考慮した運転期間に対応する燃焼度を設 定

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

最 確 条 件 と し た 場 合 には 最 大 線 出 力 密 度 及 び 原 子 炉 停止
後 の 崩 壊 熱 が 緩 和 さ れる 。 最 確 条 件 と し た 場 合 の 運 転員
等 操 作 時 間 及 び 評 価 項目 と な る パ ラ メ ー タ に 与 え る 影響
は ， 最 大 線 出 力 密 度 及び 原 子 炉 停 止 後 の 崩 壊 熱 に て 説明する 。
最 確 条 件 と し た 場 合 には ， ゆ ら ぎ に よ り 解 析 条 件 に 対して 変 動 を 与 え う る が ，事 象 初 期 に お い て 主 蒸 気 隔 離 弁が閉 止 し ， 原 子 炉 圧 力 は逃 が し 安 全 弁 に よ り 制 御 さ れ るた
め 事 象 進 展 に 及 ぼ す 影響 は 小 さ 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 ， ゆ ら ぎ に よ り 解 析 条 件 に 対して 変 動 を 与 え う る が ，ゆ ら ぎ の 幅 は 事 象 発 生 後 の 水 位低
下 量 に 対 し て 非 常 に 小さ い 。 例 え ば ， 解 析 条 件 で 設 定した 通 常 運 転 水 位 か ら 高圧 炉 心 ス プ レ イ 系 等 の 自 動 起 動信号 が 発 信 す る 原 子 炉 水位 異 常 低 下 （ レ ベ ル ２ ） ま で の原子 炉 水 位 の 低 下 量 は約 2m で あ る の に 対 し て ゆ ら ぎ による 水 位 低 下 量 は約 40mm で あ り 非 常 に 小 さ い 。 し た がって ， 事 象 進 展 に 及 ぼ す影 響 は 小 さ 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 ， 炉 心 流 量 の 運 転 範 囲 に お いて解 析 条 件 か ら 変 動 し うる が ， 事 象 初 期 に お い て 原 子 炉がス ク ラ ム す る と と も に， 再 循 環 ポ ン プ が ト リ ッ プ す るた
め ， 初 期 炉 心 流 量 が 事象 進 展 に 及 ぼ す 影 響 は 小 さ 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 (Ａ 型 )及 び ９ ×９
燃 料 (Ｂ 型 )の 混 在 炉 心 又 は それ ぞ れ 型 式 の 単 独 炉 心 となる 場 合 が あ る が ， 両 型式 の 燃 料 の 特 性 は ほ ぼ 同 等 で ある
こ と か ら ， 事 象 進 展 に及 ぼ す 影 響 は 小 さ く ， 運 転 員 等操
作時 間に 与 える 影響 はな い 。

最確条件とした場合には最大線出力密度及び原子炉停止
後の 崩壊 熱 が緩 和さ れる 。最確 条件 と した 場合 の運 転 員等
操作 時間 及 び評 価項 目と な るパ ラメ ー タ に与 える 影 響は ，
最大 線出 力 密度 及び 原子 炉 停止 後の 崩 壊 熱に て説 明 する 。

最 確 条 件 は 解 析 条 件 で設 定 し て い る 燃 料 棒 線 出 力 密 度より も 小 さ く な る 。 こ のた め ， 燃 料 被 覆 管 温 度 上 昇 が 緩和
さ れ る が ， 事 象 初 期 の原 子 炉 注 水 は 原 子 炉 隔 離 時 冷 却系の 自 動 起 動 に よ り 確 保さ れ ， 燃 料 被 覆 管 温 度 を 操 作 開始の 起 点 と す る 運 転 員 等操 作 は な い こ と か ら ， 運 転 員 等操
作時 間に 与 える 影響 はな い 。
最 確 条 件 は 解 析 条 件 で設 定 し て い る 崩 壊 熱 と 同 等 以 下となる 。燃 焼度 33GWd／t の 場 合は ，解 析条 件と 最確 条 件は同 等 で あ る こ と か ら ，運 転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響はない 。ま た，燃焼 度 33GWd／t 未 満の 場 合 は，原子 炉か ら
サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ール に 流 出 す る 蒸 気 量 が 減 少 す ること で ， 原 子 炉 水 位 の 低下 は 遅 く な る が ， 事 象 初 期 の 原子
炉 注 水 は 原 子 炉 隔 離 時冷 却 系 の 自 動 起 動 に よ り 確 保 され
るこ とか ら 運転 員等 操作 時 間に 与え る 影 響は ない 。ま た，
同 様 に 格 納 容 器 圧 力 及び 雰 囲 気 温 度 並 び に サ プ レ ッ ショ
ン ・ プ ー ル 水 位 及 び サプ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 度 の上
昇 が 遅 く な り ， こ れ らの パ ラ メ ー タ を 操 作 開 始 の 起 点とする 運転 員 等操 作の 開始 時 間は 遅く な る 。

最確 条件 と した 場合 には ，ゆら ぎに よ り解 析条 件に 対 して変動 を与 え うる が，事象 初 期に おい て 主蒸 気隔 離弁 が 閉止
し，原子 炉圧 力 は逃 がし 安 全弁 によ り 制 御さ れる た め，事
象進 展に 及 ぼす 影響 は小 さ 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 には ，ゆら ぎに よ り解 析条 件に 対 して変動 を与 え うる が，ゆら ぎ の幅 は事 象 発生 後の 水位 低 下量に対 して 非 常に 小さ い。例 えば ，解 析 条件 で設 定し た 通常
運転水位から高圧炉心スプレイ系等の自動起動信号が発信す る原 子 炉水 位異 常低 下（レ ベル ２ ）ま での 原子 炉 水位の低 下量 は 約 2m で ある の に対 して ゆ らぎ によ る水 位 低下
量は 約 40mm で あり 非常 に 小さ い。 し たが って ，事 象 進展に及 ぼす 影 響は 小さ 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 には ，炉心 流量 の 運転 範囲 にお い て解析条 件か ら 変動 しう るが ，事象 初期 に おい て原 子炉 が スク
ラム する と とも に，再循 環 ポン プが ト リ ップ する た め，初期炉 心流 量 が事 象進 展に 及 ぼす 影響 は 小 さい 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 には ，９×９ 燃料 (Ａ 型)及 び ９×９燃
料 (Ｂ 型 )の 混 在 炉 心 又 は そ れ ぞ れ 型 式 の 単 独 炉 心 と な る
場合 があ る が，両型 式の 燃 料の 特性 は ほぼ 同等 であ る ことから ，炉 心冷 却 性に 大き な 差は 無く ，評価 項目 とな る パラ
メー タに 与 える 影響 はな い 。
最確条件は解析条件で設定している燃料棒線出力密度よりも 小さ く なる 。こ のた め ，燃 料被 覆 管温 度上 昇が 緩 和される こと か ら，評価 項目 と なる パラ メ ータ に対 する 余 裕は
大き くな る。た だし ，お お むね 炉心 部 の冠 水が 維持 さ れる
本事 故シ ー ケン スで は， こ の影 響は 小 さ いと 考え ら れる 。
最確条件は解析条件で設定している崩壊熱と同等以下となる 。燃 焼 度 33GWd／t の 場合 は， 解 析条 件と 最確 条 件は同等 であ る こと から ，評 価 項目 とな る パラ メー タに 与 える
影響 はな い 。ま た， 燃焼 度 33GWd／ t 未満 の場 合は ， 燃料から の発 熱 が小 さく なり ，原子 炉か ら サ プレ ッシ ョ ン・プ
ール に流 出 する 蒸気 量が 減 少す るこ と で，原子 炉水 位 の低
下は 緩和 さ れる 。ま た，同 様に 格納 容 器圧 力及 び雰 囲 気温
度並びにサプレッション・プール水位及びサプレッショ
ン・プー ル水 温 度の 上昇 は 遅く なる こ と から ，評 価項 目 となる パラ メ ータ に対 する 余 裕が 大き く な る。

第2表

解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（2／5）
解析条件の不確かさ

項

目
解析条件

格納 容器 圧力5kPa[gage]

約 2.2kPa[gage]〜
約 4.7kPa[gage]（実 績値 ）

初期条件

ドラ イウ ェル雰囲 気温度57℃

約 25℃ 〜約 58℃（実 績値 ）

格納 容器 体積
（ド ライ ウ ェル）

5,700m ３

5,700m ３（設 計値 ）

添付 2.3.1.5-5

格納 容器 体積（ウ ェッ ト ウェル）

空間部：4,100m ３
液相部：3,300m ３

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 は 解 析 条 件 で設 定 し て い る 格 納 容 器 初 期 圧 力より も 小 さ く な る た め ，格 納 容 器 圧 力 が 低 め に 推 移 す ること か ら ， 格 納 容 器 圧 力を 操 作 開 始 の 起 点 と す る 運 転 員等
操作 の開 始 時間 は遅 くな る 。
最 確 条 件 と し た 場 合 には ， ゆ ら ぎ に よ り 解 析 条 件 に 対して 変 動 を 与 え う る が ，ド ラ イ ウ ェ ル 雰 囲 気 温 度 は ， 格納
容 器 ス プ レ イ の 実 施 に伴 い 飽 和 温 度 と な り ， 初 期 温 度の
ゆ ら ぎ 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 。
解 析 条 件 は 最 確 条 件 と同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

最確条件は解析条件で設定している格納容器初期圧力よりも 小さ く なる ため ，格 納 容器 圧力 が 低め に推 移す る ことから ，評 価項 目 とな るパ ラ メー タに 対 する 余裕 は大 き くな
る。
最確 条件 と した 場合 には ，ゆら ぎに よ り解 析条 件に 対 して変動 を与 え うる が，ドラ イ ウェ ル雰 囲 気 温度 は，格納 容 器
スプ レイ の 実施 に伴 い飽 和 温度 とな り ，初 期温 度の ゆ らぎが事 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 。
解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 格 納 容 器 体 積 （ ウ ェ ッ ト ウェル ） の 液 相 部 の 運 転 範囲 に お い て 解 析 条 件 よ り 高 め の水
位 と な る が ， ゆ ら ぎ の幅 は 非 常 に 小 さ い 。 例 え ば ， サプ
レッ シ ョン ・ プ ール の 水量 は 3,300m ３ で ある の に対 し ，
ゆら ぎに よ る水 量変 化は 約 42m ３ であ り，その 割合 は 初期
保 有 水 量の 1.3％ 程 度 と 非 常 に 小 さ い 。 し た が っ て ，事
象 進 展 に 与 え る 影 響 は小 さ 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 ，格 納容 器体 積（ ウェ ット ウ ェル）の液相部の運転範囲において解析条件より高めの水位となる が，ゆら ぎの 幅 は非 常に 小さ い。例え ば，サ プ レッ ション・プ ール の水 量は 3,300m ３ で ある の に 対し、ゆ らぎ による 水量 変 化は 約 42m ３ で あり ，そ の 割合 は初 期保 有 水量の 1.3％程 度と 非 常に 小さ い。し たが って ，事 象進 展に 与える 影響 は 小さ 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

空間 部：
約 4,092m ３ 〜
約 4,058m ３
液相 部：
約 3,308m ３ 〜
約 3,342m ３（実 測値 ）

ドライウェル内ガス冷却装置の設
計温 度を 設 定

設計 値を 設 定

サプ レッ シ ョン・プー ル での 圧力 抑制効果が厳しくなる少なめの水量とし て，保 安 規定 の運 転 上の 制限 におけ る下 限 値を 設定

第2表

解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（3／5）
解析条件の不確かさ

項

目
解析条件

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
初期条件

添付 2.3.1.5-6

ベント管
真空破壊装置作動差圧

6.983m（通常運転水位-4.7cm）

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

サプ レッ シ ョン・プー ル での 圧力 抑制効果が厳しくなる低めの水位として，保安 規 定の 運転 上 の制 限に おける 下限 値 を設 定

最 確 条 件 と し た 場 合 には ， サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水位の 運 転 範 囲 に お い て 解析 条 件 よ り 高 め の 水 位 と な る が，
ゆ ら ぎ の 幅 は 非 常 に 小さ い 。 例 え ば ， サ プ レ ッ シ ョ ン・プー ル水 位が 6.983m の時 の水 量は 3,300m ３ であ るの に対し、 ゆら ぎ （0.087m）に よ る水 量変 化 は 約 42m ３ で あ り，
そ の 割 合 は 初 期 保 有 水 量の 1.3％ 程 度 と 非 常 に 小 さ い。
し た が っ て ， 事 象 進 展に 与 え る 影 響 は 小 さ 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 ， 解 析 条 件 で 設 定 し て い る サプ
レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水温 度 と 同 等 以 下 と な る 。32℃ の場
合 は ， 解 析 条 件 と 最 確条 件 は 同 等 で あ る こ と か ら 運 転員
等 操 作 時 間 に 与 え る 影響 は な い 。 32℃ 未 満 の 場 合 は ，サプ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ルで の 圧 力 抑 制 効 果 が 高 ま り 格 納容器 圧 力 の 上 昇 は 緩 和 され る 。 こ の た め ， 格 納 容 器 圧 力を操作 開始 の 起点 とす る運 転 員等 操作 の 開 始は 遅く な る。
解 析 条 件 と 最 確 条 件 は同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

最確 条件 と した 場合 には ，サプ レッ シ ョ ン・プー ル水 位 の
運転 範囲 に おい て解 析条 件 より 高め の 水 位と なる が，ゆ ら
ぎの 幅は 非 常に 小さ い。例え ば，サプ レッ ショ ン・プー ル
水位 が 6.983m の時 の水 量は 3,300m ３ であ るの に対 し 、ゆらぎ （0.087m） によ る水 量 変化 は約 42m ３ であ り， そ の割合は 初期 保 有水 量の 1.3％ 程 度と 非常 に小 さい。し たが って，事象 進展 に 与え る影 響 は小 さい 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 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 度と 同 等以 下と なる 。32℃ の場 合は ，
解析条件と最確条件は同等であることから評価項目とな
るパ ラメ ー タに 与え る影 響 はな い。32℃ 未満 の場 合 は，サプレ ッシ ョ ン・プー ルで の 圧力 抑制 効 果が 高ま り格 納 容器
圧力 の上 昇 は緩 和さ れる 。この ため ，評価 項目 とな る パラ
メー タに 対 する 余裕 は大 き くな る。
解析 条件 と 最確 条件 は同 等 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 解 析 条 件 で 設 定 し て い る 水温と 同 等 以 下 と な る 。35℃ の 場 合 は ， 解 析 条 件 と 最 確 条件
は 同 等 で あ る こ と か ら運 転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響はな い 。35℃ 未 満 の 場 合は ， 格 納 容 器 ス プ レ イ に よ る 圧力
抑 制 効 果 が 高 ま る こ とか ら ， 同 等 の 効 果 を 得 る た め に必要 と な る ス プ レ イ 水 量が 少 な く な り ， 外 部 水 源 を 用 いた
格 納 容 器 ス プ レ イ に 伴う サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 位の上 昇 が 緩 和 さ れ る が ，サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 位 を起
点 と す る 運 転 員 等 操 作は な い こ と か ら ， 運 転 員 等 操 作時
間に 与え る 影響 はな い。

最確 条件 と した 場合 には ，解析 条件 で 設定 して いる 水 温と同等 以下 と なる 。35℃の 場 合は ，解 析 条件 と最 確条 件 は同等であることから評価項目となるパラメータに与える影
響は ない 。35℃ 未満 の場 合 は，格納 容 器ス プレ イに よ る圧
力抑 制効 果 が高 まる が，運 転員 等操 作 に 変わ りは な く，格
納容器圧力の最高値はおおむね格納容器スプレイ開始時の圧 力で 決 定さ れる ため ，評価 項目 と なる パラ メー タ に与える 影響 は ない 。

最確 条件

7.000m〜 7.070m（実 績値 ）32℃

約 15℃ 〜約 32℃（実 績値 ）

作動差圧：3.45kPa（ドライウェル−サ
プレッション・チェン
バ間差圧）

作動 差圧 ：3.45kPa（ドライ ウ ェル −サ
プレッシ ョ ン・チ ェン
バ間 差圧 ）
（設 計値 ）

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

設計 値を 設 定

格納容器スプレイによる圧力抑制
効果の観点で厳しい高めの水温として，年間 の 気象 条件 変 化を 包含 する高 めの 水 温を 設定
外部水源の温度

35℃

35℃ 以下

第2表

解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（4／5）
解析条件の不確かさ

項

目
解析条件

初期条件

約 8,600m ３ 以 上（西側淡 水 貯水 設備＋代 替淡 水 貯槽 ）
約 1,010kL 以上（軽油貯 蔵 タン ク＋
可搬型設 備 用軽 油タ
ンク ）

事故条件

外部 水源 の容量

約 8,600m ３

燃料 の容量

約 1,010kL

起因 事象

外部電源喪失−安全 機能 の 喪失に対す る仮定全交流動力電源喪失−

重大事故等対策に関連する機器条件

添付 2.3.1.5-7

外部 電源

外部電源なし−原子 炉ス クラム

原子炉水位低(レベル３)信号（遅れ時間 1.05 秒）

タービン 加 減弁 急速 閉信
号又は原 子 炉保 護系 電源
喪失

逃が し安 全弁

（原子炉圧力制御時）（原子炉 圧 力制 御時 ）安全弁機能
安全弁機 能7.79MPa[gage]〜
7.79MPa[gage]〜
8.31MPa[gage]
8.31MPa[gage]385.2t／h（1 個当たり） 385.2t／ h（1 個当 た り）〜〜
410.6t／h（1 個当たり） 410.6t／ h（1 個当 た り）
（設 計値 ）
（原子炉手動減圧操
作時）
逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個を開放することによる原子炉
減圧

条件 設定 の 考え 方

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

西側淡水貯水設備及び代替淡水貯槽の 管理 下 限値 を設 定

管理 値下 限 の容 量と して 事 象発 生か ら 7 日間 後ま で に必要 な 容 量 を 備 え て お り， 水 源 は 枯 渇 し な い こ と か ら 運転
員等 操作 時 間に 与え る影 響 はな い。
管理 値下 限 の容 量と して 事 象発 生か ら 7 日間 後ま で に必要 な 容 量 を 備 え て お り， 燃 料 は 枯 渇 し な い こ と か ら 運転
員等 操作 時 間に 与え る影 響 はな い。

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

最確 条件（原子炉手動減圧操作時）
逃がし安 全 弁（ 自動 減圧機能） 7 個 を 開放 す
ることによる原子炉
減圧

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

送電系統又は所内主発電設備の故
障等 によ っ て，外 部電 源 が喪 失す ること を想 定全ての非常用ディーゼル発電機等の機 能喪 失 を設 定
起因 事象 と して，外部 電 源が 喪失 す
るこ とを 想 定
原子炉水位低下を厳しくする観点
で，外 部電 源 喪失 に伴 う ター ビン 蒸
気加減弁急閉信号及び原子炉保護
系電 源喪 失 は保 守的 に考 慮 せず，原子炉 水位 低（ レベ ル ３）によ る原 子
炉ス クラ ム を設 定

設計 値を 設 定
なお，安全 弁 機能 は逃 が し弁 機能 に比べて原子炉圧力が高めに維持され，原 子炉 減 圧操 作時 に 原子 炉圧 力が所定の圧力に到達するまでの時
間が 遅く な るた め，事 象 発生 初期 において高圧注水機能が喪失し低圧
注水機能を用いて原子炉注水を実施す る事 故 シー ケン スに お いて は，
評価項目に対して厳しい条件となる
逃がし安全弁の設計値に基づく原
子炉圧力と蒸気流量の関係から設
定

−

−

−

−

−

−

外部 電源 喪 失は 起因 事象 と して 設定 し て いる こと か ら，
外部 電源 が ある 場合 につ い ては 考慮 し な い
最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 原 子 炉 熱 出 力 の 低 下 が 早 くな
る た め ， 原 子 炉 か ら サプ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル に 流 出 する
蒸 気 量 が 減 少 す る こ とで ， 原 子 炉 水 位 の 低 下 が 遅 く なるが ， 事 象 初 期 の 原 子 炉注 水 は 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 の 自動
起 動 に よ り 確 保 さ れ るこ と か ら 運 転 員 等 操 作 時 間 に 与える 影 響 は な い 。 ま た ，格 納 容 器 圧 力 ， サ プ レ ッ シ ョ ン・
プ ー ル 水 位 及 び サ プ レッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 度 の 上 昇が
遅 く な り ， こ れ ら の パラ メ ー タ を 操 作 開 始 の 起 点 と する
運転 員等 操 作の 開始 時間 は 遅く なる 。
解 析 条 件 は 最 確 条 件 と同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

外部 電源 喪 失は 起因 事象 と して 設定 し て いる こと か ら，外部電 源が あ る場 合に つい て は考 慮し な い 。
最確 条件 と した 場合 には ，原子 炉熱 出 力の 低下 が早 く なる
ため ，原 子炉 か らサ プレ ッ ショ ン・プ ール に流 出す る 蒸気
量が 減少 す るこ とで ，原 子 炉水 位の 低 下並 びに 格納 容 器圧
力及 び雰 囲 気温 度の 上昇 が 緩和 され る こ とか ら，評価 項 目とな るパ ラ メー タに 対す る 余裕 が大 き く なる 。

解 析 条 件 は 最 確 条 件 と同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
なお ，本 事故 シ ーケ ンス に おい ては ，高圧 注水 機能 で ある
原子 炉隔 離 時冷 却系 が自 動 起動 する こ と から ，逃 がし 弁 機
能に期待した場合でも評価項目となるパラメータに与える影 響は な い。

解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はな
い。

第2表

解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（5／5）
解析条件の不確かさ

項目

原子 炉隔 離 時冷却系

残留 熱除 去系
（低 圧注 水系）
重大事故等対策に関連する機器条件

添付 2.3.1.5-8

解析条件

最確 条件

原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて自動起動
・注水流量：
136.7m ３ ／h
・注水圧力：
1.04MPa[gage]〜
7.86MPa[gage]

原子炉水位異常低下（レベル ２）信 号に て
自動起動
・注水流 量 ：136.7m ３ ／h
・注水圧 力 ：1.04MPa[gage]〜
7.86MPa[gage]

・注水流量：
0m ３ ／h〜1.676m ３ ／h

・注水流 量 ：0m ３ ／ h 〜 1,676m ３ ／ h
以上
・注水圧 力 ：0MPa[dif]〜
1.55MPa[dif]・注水圧力：
0MPa[dif]〜
1.55MPa[dif]低圧 代替 注水系
（可 搬型）

代替 格納 容 器スプレ
イ冷 却系 （ 可搬型）

残留 熱除 去 系（格納容器ス プレ イ 冷却系）
及び 残留 熱 除去系（サプレ ッシ ョ ン・プール
冷却 系）

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

設計 値を 設 定
原子 炉隔 離 時冷 却系 は，ター ビン 回転数制御により原子炉圧力に依らず一定の流量にて注水する設計となっ てい る解 析 条 件 と 最 確 条 件 は同 様 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

解析 条件 と 最確 条件 は同 様 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はな
い。

炉心冷却の観点で厳しい設定として，設 計基 準 事故 の解 析 で用 いる 最
小流 量特 性 を設 定

最 確 条 件 と し た 場 合 ， 注 水 流 量 0m ３ ／ h 〜 1,676m ３ ／ h（0MPa［ dif］〜 1.55MPa［dif］）の 場合 は，解析 条件 と最 確 条 件 は 同 等 で あ るこ と か ら ， 運 転 員 等 操 作 時 間 に与え る 影 響 は な い 。 ま た ， 注 水 流 量 0m ３ ／ h〜 1,676m ３ ／ h
未満（0MPa［ dif］〜1.55MPa［dif］）の 場合 は ，注 水開
始 後 の 原 子 炉 水 位 の 回復 が 早 く な り ， 原 子 炉 水 位 の 維持
操 作 の 開 始 が 早 く な るが ， 注 水 後 の 調 整 操 作 で あ る ことから ，運 転 員等 操作 時間 に 与え る影 響 は ない 。
最確 条件 と した 場合 ，注水 流量 0m ３ ／h〜110m ３ ／ h（ 0MPa
［dif］ 〜 1.4MPa［ dif］ ） の 場 合 は ， 解 析 条 件 と 最 確 条
件 は 同 等 で あ る こ と から ， 運 転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る影
響は ない。ま た，注 水 流量 0m ３ ／h〜110m ３ ／h 未 満（0MPa［dif］ 〜 1.4MPa［ dif］ ） の 場 合 は ， 注 水 開 始 後 の 原 子
炉 水 位 の 回 復 が 早 く なり ， 原 子 炉 水 位 の 維 持 操 作 の 開始
が 早 く な る が ， 原 子 炉減 圧 か ら 水 位 回 復 ま で の 原 子 炉水
位 を 継 続 監 視 し て い る期 間 の 流 量 調 整 操 作 で あ る 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 ，注 水流 量 0m ３ ／ h〜 1,676m ３ ／h（ 0MPa
［dif］ 〜1.55MPa［dif］ ）の 場 合 は ， 解 析 条 件と 最 確 条
件は 同等 で ある こと から ，評価 項目 と なる パラ メー タ に与える 影響 は ない 。ま た ，注 水 流量 0m ３ ／h〜1,676m ３ ／h 未
満 （0MPa［dif］ 〜1.55MPa［dif］ ） の 場 合 は ，注 水 開 始
後の 原子 炉 水位 の回 復が 早 くな るこ と か ら，評価 項目 と な
るパ ラメ ー タに 対す る余 裕 は大 きく な る 。

格納容器圧力上昇を抑制可能な流量と して ， 運転 手順 に基 づ き設 定

解 析 条 件 と 最 確 条 件 は同 様 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

設計 値を 設 定

解 析 条 件 は 最 確 条 件 と同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

解析 条件 と 最確 条件 は同 様 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

熱交 換器 の 設計 性能 に基 づ き，残 留
熱除去系の除熱性能を厳しくする観点 で，過 去 の実 績を 包 含す る高 めの海 水温 度 を設 定

最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 解 析 条 件 で 設 定 し て い る 海水
温 度 と 同 等 以 下 と な る。 32℃ の 場 合 は ， 解 析 条 件 と 最確
条 件 は 同 等 で あ る こ とか ら 運 転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る影
響は ない 。32℃未 満 の場 合は ，除 熱性 能 が 向上 する た め，
格 納 容 器 圧 力 及 び サ プレ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 度 の 上昇
が 遅 く な る が ， 残 留 熱除 去 系 （ サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ール
冷 却 系 ） に よ る 格 納 容器 除 熱 後 に こ れ ら の パ ラ メ ー タを
操 作 開 始 の 起 点 と す る運 転 員 等 操 作 は な い こ と か ら ，運転員 等操 作 時間 に与 える 影 響は ない 。

（原子炉 注 水単 独時 ）・注水流 量 ：0m ３ ／h〜110m ３ ／ h
以上
・注水圧 力 ：0MPa[dif]〜
1.4MPa[dif]炉心冷却性の観点で厳しい設定として，設備 設 計上 の最 低 要求 値で ある最 小流 量 特性 を設 定

（原子炉注水と格納
容器スプレイ併用時）
・注水流量：50 m ３ ／h

（原子炉注水と格納
容器スプ レ イ併 用時 ）・ 注 水 流 量 ： 50m ３ ／ h
以上

設計 に基 づ き，併 用時 の 注入 先圧 力
系統圧損を考慮しても確保可能な流量 を設 定スプレイ流量：130m ３ ／h（一定）スプレイ 流 量：130m ３ ／h（ 一 定）

スプレイ流量：1.9×10 ３ m ３ ／h
（95％：ドライウェ
ル，5％：サプレッション・チェンバ）

スプ レイ 流 量：
1.9×10 ３ m ３ ／h
（95％： ド ライ ウェ
ル，5％ ：サ プレ ッ シ
ョン ・チ ェ ンバ ）熱交換器 1 基当たり
約 43MW（サプレッション・プ
ール水温度 100℃，海水温度 32℃において）熱交換器 1 基当 たり
約 43MW 以上（サプレ ッ ショ ン・プ
ール水温 度 100℃， 海
水 温 度 32 ℃ 以 下 に おいて）（原子炉注水単独時）
・注水流量：
0m ３ ／h〜110m ３ ／h
・注水圧力：
0MPa[dif]〜
1.4MPa[dif]評価 項目 と なる パラ メー タ に与え る影 響条件 設定 の 考え 方

最確 条件 と した 場合 ，注 水 流量 0m ３ ／h〜 110m ３ ／h（ 0MPa
［dif］〜 1.4MPa［dif］）の 場合 は，解析 条件 と最 確 条件
は同 等で あ るこ とか ら，評 価項 目と な るパ ラメ ータ に 与える 影 響 は な い 。 ま た ， 注 水 流 量 0m ３ ／ h〜 110m ３ ／ h 未 満（0MPa［dif］〜1.4MPa［dif］）の 場合 は ，注 水 開始 後の原子 炉水 位 の回 復が 早く な るこ とか ら ，評 価項 目と な るパ
ラメ ータ に 対す る余 裕は 大 きく なる 。

最確 条件 と した 場合 には ，解析 条件 で 設定 して いる 海 水温度と 同等 以 下と なる 。32℃ の場 合は ，解析 条件 と最 確 条件
は同等であることから評価項目となるパラメータに与える影 響は な い。32℃ 未満 の 場合 は，除 熱性 能が 向上 す るた
め，格納 容器 圧 力及 び雰 囲 気温 度の 上 昇が 緩和 され る ことから ，評 価項 目 とな るパ ラ メー タに 対 する 余裕 が大 き くな
る。

第3表
項

操作の不確さが操作開始時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕（1／6）

目

操作条件

直流電源の
負荷切離操作

解析上の操作開始条件添付 2.3.1.5-9

（中央制御
室）
事象発生から
1 時間まで条件設定の考え方

操作 の不 確 かさ 要因

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響直流負荷の切離
操作は，解析条件
ではないが，解析で想定している操作の成立や継続に必要な作業であり，蓄電池が枯渇しないように設定【認 知】
中央制御室からの遠隔操作により外部電源又は非常用ディーゼル発電機等による 非常 用 母線 の電 源回 復 がで きな い 場 合， 早期 の 電源 回復 不能 と 判断 する 。
早期 の電 源 回復 不能 と判 断 した 場合 は ，直 流電 源の 負 荷切 り離 し操 作 を開 始す
る手 順と し てい る。中 央制 御室 に て機 器 ラン プ表 示 消灯 ，機 器 故障 警報 ，照明の消灯等により全交流動力電源喪失を確認する事象初期の状況判断に余裕時
間を 含め て 10 分 を想 定 して いる 。こ の 後 ，非 常用 デ ィー ゼル 発電 機 等の 手動
起動 操作（ 失敗 ）と して 余裕 時 間を 含め て 2 分を 想 定し てい る 。よ っ て ，認 知
時間 とし て 余裕 時間 を含 め て 12 分を 設 定 して おり ， 十分 な時 間余 裕 を確 保し
てい るこ と から ，認知 遅 れが 操作 開始 時 間 に影 響を 及 ぼす 可能 性は 非 常に 小さい。
中央 制御 室 での 操作 のみ で あり ，当直 運 転 員は 中央 制 御室 に常 駐し て いる ことから ，要 員 配置 が操 作開 始 時間 に与 え る 影響 はな い 。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 移 動 が操 作開 始 時間 に与 える 影 響は ない 。
【操 作所 要 時間 】
中央 制御 室 の制 御盤 のス イ ッチ によ る 簡 易な 操作 で あり ，操作 所 要時 間が 長くなる 可能 性 は非 常に 低く ，操 作所 要時 間 が 操作 開始 時 間に 影響 を及 ぼ す可 能性
は非 常に 小 さい 。
【他 の並 列 操作 有無 】
当直 運転 員 の直 流電 源の 負 荷切 離操 作 は ，不要 な負 荷 への 給電 を遮 断 する 操作
であ り， そ の他 の操 作と の 並列 操作 が 可 能で ある 。
【操 作の 確 実さ 】
中央 制御 室 での 操作 は ，中央 制御 室の 制 御 盤の スイ ッ チに よる 簡易 な 操作 であり，誤 操 作は 起こ り にく いこ と から，誤 操 作等 が操 作 開始 時間 に影 響 を及 ぼす
可能 性は 非 常に 小さ い。

認知 時間 及 び移 動・操
作所 要時 間 は，余裕 時
間を含めて設定している こと か ら，実態 の操作開始時間は解析上の設定よりも若干早まる可能性がある
が，その 他の 操 作と 並列して実施する場合
でも ，順 次実 施 し所 定の時間までに操作を完了できることから
影響 はな い 。

実態の操作開始時間
は，解析 上 の設 定か ら早まる可能性があるが，解析 条 件で はな い
こと から ，蓄電 池枯 渇までに実施すること
で，評価 項 目と なる パ
ラメータに与える影
響は ない 。

操作 時間 余 裕

訓練 実績 等直流負荷の切離操作
は，中央 制 御室 にお いては 1 時 間 まで に実 施するものであり十分な操作時間余裕が確保さ れて い る。

直流電源の負荷切
離しは，移動も含め所 要時 間を 6 分想定としているところ，訓練実績等
では 約 4 分 であ り，
想定の範囲内で意図している運転操作が実施可能なことを 確認 し た。

第3表
項

目

操作条件

添付 2.3.1.5-10

直流電源の負荷切離操作
（現場）

操作の不確さが操作開始時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕（2／6）
解析上の操作開始条件

事象発生から
8 時間後

条件設定の
考え方

操作 の不 確 かさ 要因

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 響直流負荷の切離
操作は，解析条件
ではないが，解析で想定している操作の成立や継続に必要な作業であり，蓄電池が枯渇しないように設定【認 知】
中央制御室からの遠隔操作により外部電源又は非常用ディーゼル発電機等による 非常 用 母線 の電 源回 復 がで きな い 場 合， 早期 の 電源 回復 不能 と 判断 する 。
早期 の電 源 回復 不能 と判 断 した 場合 は ，直 流電 源の 負 荷切 り離 し操 作 を開 始す
る手 順と し てい る。中 央制 御室 に て機 器 ラン プ表 示 消灯 ，機 器 故障 警報 ，照明の消灯等により全交流動力電源喪失を確認する事象初期の状況判断に余裕時
間を 含め て 10 分 を想 定 して いる 。こ の 後 ，非 常用 デ ィー ゼル 発電 機 等の 手動
起動 操作（ 失敗 ）と して 余裕 時 間を 含め て 2 分を 想 定し てい る 。よ っ て ，認 知
時間 とし て 余裕 時間 を含 め て 12 分を 設 定 して おり ， 十分 な時 間余 裕 を確 保し
てい るこ と から ，認知 遅 れが 操作 開始 時 間 に影 響を 及 ぼす 可能 性は 非 常に 小さい。
【要 員配 置 】
現場 での 操 作は ，中央 制 御室 の当 直運 転 員 とは 別に 現 場操 作を 行う 当 直運 転員（現 場 ）及 び重 大事 故 等対 応要 員 を配 置 して いる 。これ らの 要 員は ，操作 の実
施期 間中 に 他の 操作 を担 っ てい ない こ と から ，要員 配 置が 操作 開 始時 間に 与える影 響は な い。
【移 動・ 操 作所 要時 間】
中央制御室から操作現場までの移動時間及び不要負荷の切離し操作時間として余 裕時 間 を含 めて 50 分を 設定 して お り ，十 分な 時 間余 裕を 確保 し てい るこ
とか ら ，移 動 及び 操作 所 要時 間が 操作 開 始 時間 に影 響 を及 ぼす 可能 性 は非 常に小さ い。
【他 の並 列 操作 有無 】
当直 運転 員 の直 流電 源の 負 荷切 離操 作 は ，不要 な負 荷 への 給電 を遮 断 する 操作
であ り， そ の他 の操 作と の 並列 操作 が 可 能で ある 。
【操 作の 確 実さ 】
現場 での 操 作は ，操作 の 信頼 性向 上や 要 員 の安 全の ため 2 人 1 組で 実 施す ることと して お り，誤 操 作は 起こ り にく く，誤 操作 等に よ り操 作時 間が 長 くな る可
能性 は低 い 。

認知 時間 及 び移 動・操
作所 要時 間 は，余裕 時
間を含めて設定している こと か ら，実態 の操作開始時間は解析上の設定よりも若干早まる可能性がある
が，その 他の 操 作と 並列して実施する場合
でも ，順 次実 施 し所 定の時間までに操作を完了できることから
影響 はな い 。

実態の操作開始時間
は，解析 上 の設 定か ら早まる可能性があるが，解析 条 件で はな い
こと から ，蓄電 池枯 渇までに実施すること
で，評価 項 目と なる パ
ラメータに与える影
響は ない 。

操作 時間 余 裕

訓練 実績 等直流負荷の切離操作
は，現場 に おい ては 事
象発 生か ら 8 時 間後 に実施するものであり十分な操作時間余裕が確 保さ れ てい る。

直流電源の負荷切
離しは，移動も含め所 要時 間 を 50 分
想定としているところ，訓練実績等
で は 約 42 分 で あり，想定の範囲内
で意図している運転操作が実施可能
なことを確認し
た。

第3表
項

目

操作条件

添付 2.3.1.5-11

逃 がし 安 全弁（ 自動 減 圧機能 ）の 手 動によ る原 子 炉減圧 操作 （ 可搬型 代替 注 水中型 ポン プ を用
い た低 圧 代替
注 水系 （ 可搬型 ）に よ る原子炉 注水 ）

操作の不確さが操作開始時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕（3／6）
解析上の操作開始条件

事象発生から
8 時間 1 分後

条件設定の
考え方

操作 の不 確 かさ 要因

実際には，低圧で注水可能な系統（低圧代替注水系（可搬型））が準備できた時点
でサプレッション・プール水温度
が熱容量制限を超過している場
合は減圧操作を実施するが，余裕時間を確認する観点で 8 時間後に低圧代替注水系（可搬型）の準備が完了するものとし，減圧操作に要する時間を考
慮して設定

【認 知】
中央 制御 室 にて 機器 ラン プ 表示 消灯 ，機 器故 障警 報，照明 の 消灯 等に よ り全 交
流動 力電 源 喪失 を確 認す る 事象 初期 の 状 況判 断に 余 裕時 間を 含め て 10 分 を想定し てい る。よっ て，認 知時 間と して 余 裕 時間 を含 めて 10 分 を設 定し てお り，
十分 な時 間 余裕 を確 保し て いる こと か ら ，認知 遅れ が 操作 開始 時間 に 影響 を及ぼす 可能 性 は非 常に 小さ い 。
【要 員配 置 】
現場 での 操 作は ，中央 制 御室 の当 直運 転 員 とは 別に 現 場操 作を 行う 当 直運 転員（現 場 ）及 び重 大事 故 等対 応要 員 を配 置 して いる 。これ らの 要 員は ，操作 の実
施期 間中 に 他の 操作 を担 っ てい ない こ と から ，要員 配 置が 操作 開 始時 間に 与える影 響は な い。
【移 動・ 操 作所 要時 間】
低圧 代替 注 水系（可 搬 型）に用 い る可 搬型 代替 注水 中 型ポ ンプ 等は 車 両で あり ，
自走 にて 作 業現 場へ 移動 す るこ とを 想 定 して いる 。仮 に地 震等 の 外部 事象 が起因事 象で ，ア クセ ス ルー トに 被 害が ある 場合 でも ，ホ イー ル ロー ダ等 に て必 要
なア クセ ス ルー トを 復旧 で きる 体制 と し てい る 。要 員 の移 動時 間に 20 分,可搬型代 替注 水 中型 ポン プ準 備 ，ホ ース 敷 設等 として 150 分を 想定 して い る。また ，異なる要員にて並行して実施する原子炉注水のための系統構成として移動も含め 125 分 を 想 定 し て い る 。 い ず れ も 十 分 な 時 間 余 裕 を 確 保 し て い る こ とから ，移 動及 び 操作 所要 時 間が 操作 開始 時 間 に影 響を 及 ぼす 可能 性は 非 常に 小さい。
逃が し安 全 弁（自 動 減圧 機能 ）の 手動 に よ る原 子炉 減 圧操 作と して 余 裕時 間を含めて 1 分 を設 定し てい る 。中央 制御 室 の 制御 盤の ス イッ チに よる 簡 易な 操作
であ り，操作 所要 時 間が 長く な る可 能性 は非 常に 低 く，操 作 所要 時間 が 操作 開
始時 間に 影 響を 及ぼ す可 能 性は 非常 に 小 さい 。
【他 の並 列 操作 有無 】
他の 並列 操 作は ない こと か ら操 作開 始 時 間に 与え る 影響 はな い。
【操 作の 確 実さ 】
現場 での 操 作は，操 作の 信頼 性 の向 上や 要員 の安 全 のた め，操作 要員 2 人以 上
で実 施す る こと とし てお り，誤 操作 は起 こり にく い こと から ，誤 操作 等 が操 作
開始 時間 に 影響 を及 ぼす 可 能性 は非 常 に 小さ い。
中央 制御 室 での 操作 は ，中央 制御 室の 制 御 盤の スイ ッ チに よる 簡易 な 操作 であり，誤 操 作は 起こ り にく いこ と から，誤 操 作等 が操 作 開始 時間 に影 響 を及 ぼす
可能 性は 非 常に 小さ い。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響認知 時間 及 び移 動・操
作所 要時 間 は，余裕 時
間を含めて設定している こと か ら，実態 の操作開始時間は解析上の設定よりも若干早まる可能性がある
が，その 他の 操 作と 並列して実施する場合
でも ，順 次実 施 し所 定の時間までに操作を完了できることから
影響 はな い 。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響実態の操作開始時間
は，解析 上 の設 定か ら早まる可能性がある
が，可搬 型 代替 注水 中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）によ る 原子 炉注 水に移行するまでの期
間は ，原 子 炉隔 離時 冷却系により原子炉注水が確保されていること から ，評価 項目 となるパラメータに与える 影響 は ない 。

操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

可搬型代替注水中型
ポンプを用いた低圧
代替 注水 系 （可 搬型 ）の準備完了後に実施する もの で あり ，評 価
上は余裕時間を確認する 観点 で 8 時 間後 に準備が完了するものとし てお り ，準 備時 間が確保できることから， 時間 余 裕が ある 。

可搬型代替注水中型ポンプ準備，ホース敷設等は，移動も含め所要時間
を 170 分と 想定 している。要員の移動時 間 は 20 分以 内であり，可搬型代
替注水中型ポンプ
準備，ホース敷設等は，移動も含め訓練実績等では約
154 分 。原子 炉注 水のための系統構成
は，移動も含め所
要時 間を 125 分 と想定しているとこ
ろ，訓練実績等では約 115 分 ，逃 がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操
作は ，所要 時 間を 1分と想定している
ところ訓練実績等
では 約 1 分 。想 定
している範囲内で意図している運転操作が実施可能であることを確認し
た。

第3表
項

目

操作条件

添付 2.3.1.5-12

低圧代替注
水系（可搬
型）による原
子炉注水に
用いる可搬
型代替注水
中型ポンプ
への燃料給
油操作

操作の不確さが操作開始時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕（4／6）
解析上の操作開始条件低圧代替注水系（可搬型）
による原子炉
注水開始から
適宜

条件設定の
考え方

操作 の不 確 かさ 要因

可搬型代替注水中型ポンプへの燃料給油操作は，解析条件ではないが，解析で想定している操作の成立や継続に必要な作業であり，燃料が枯渇しな
いように設定【認 知】「逃 がし 安 全弁（ 自動 減 圧機 能）の手 動 によ る原 子 炉減 圧操 作（ 可搬 型代 替 注
水中 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）」と同 様
であ り， 認 知遅 れが 操作 開 始時 間に 影 響 を及 ぼす 可 能性 は非 常に 小 さい 。
【要 員配 置 】
本操 作を 実 施す る参 集要 員 は，操作 の実 施期 間中 に 他の 操作 を担 っ てい ない ことか ら， 要 員配 置が 操作 開 始時 間に 与 え る影 響は な い。
【移 動・ 操 作所 要時 間】
燃料 給油 操 作に 用い るタ ン クロ ーリ は 車 両で あり ，参集 後 ，自走 にて 作 業現 場
へ移 動す る こと を想 定し て いる 。仮に 地 震等 の外 部 事象 が起 因事 象 で ，ア クセ
スル ート に 被害 があ る場 合 でも ，ホ イー ルロ ーダ 等 にて 必要 なア ク セス ルー トを復 旧で き る体 制と して い る。可搬 型設 備用 軽油 タ ンク から タン ク ロー リへ の
燃料 給油 操 作と して 移動 も 含め 90 分を 想定 して お り， 十分 な時 間 余裕 を確 保
して いる こ とか ら，移動 及び 操 作所 要時 間が 操作 開 始時 間に 影響 を 及ぼ す可 能
性は 非常 に 小さ い。
【他 の並 列 操作 有無 】
他の 並列 操 作は ない こと か ら操 作開 始 時 間に 与え る 影響 はな い。
【操 作の 確 実さ 】
現場 での 操 作は ，操作 の信 頼 性の 向上 や 要員 の安 全 のた め ，操 作要 員 2 人 以上
で実 施す る こと とし てお り ，誤操 作は 起 こり にく い こと から ，誤操 作 等が 操作
開始 時間 に 影響 を及 ぼす 可 能性 は非 常 に 小さ い。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響認知 時間 及 び移 動・操
作所 要時 間 は，余裕 時
間を含めて設定している こと か ら，実態 の操作開始時間は解析上の設定よりも若干
早ま る可 能 性が ある 。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響実態の操作開始時間
は，解析 上 の設 定か ら早まる可能性がある
が，評価 項 目と なる パ
ラメータに直接影響を与 える こ とは ない 。

操作 時間 余 裕

訓練 実績 等各機器の燃料が枯渇しない時間内に実施することで炉心損傷を回避することが可能で あり ，低圧 代替 注
水系（可 搬 型）によ る
原子 炉注 水 開始 か ら 3
時間半程度の時間余裕が ある 。

可搬型代替注水中型ポンプへの燃料
給油操作は，移動も含 め て 90 分を 想定しているところ
訓練実績等では約80 分。また ，以 降，各機器の燃料が枯渇しない時間間隔（許容時間）以内で実施することとしており，許容時
間 210 分 の とこ ろ，
訓練実績等により約 18 分 。許 容時 間
内で意図している作業が実施可能であることを確認し
た。

第3表
項

目

操作条件

添付 2.3.1.5-13

可搬型代替
注水中型ポ
ンプを用い
た代替格納
容器スプレ
イ冷却系（可搬型）による
格納容器冷却

操作の不確さが操作開始時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕（5／6）
解析上の操作開始条件

格納容器圧力279kPa［ gage］
到達時

条件設定の
考え方

操作 の不 確 かさ 要因

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響操作 時間 余 裕

訓練 実績 等運転手順に基づき格納容器ベント実
施基準である格納容器最高使用圧力（310kPa[gage]）に対する余裕を考
慮し設定

【認 知】
事故 時に は 重要 監視 パラ メ ータ であ る サ プレ ッシ ョ ン・チ ェン バ 圧力 を継 続監視し てお り ，ま た ，格 納容 器ス プ レイ の 操作 実施 基 準（ サプ レ ッシ ョン・チェ
ンバ 圧力 279kPa[gage]）に到 達す る のは 事象 発生 約 13 時 間 後で あり ，比較 的
緩や かな パ ラメ ータ 変化 で ある こと か ら ，認知 遅れ が 操作 開始 時間 に 影響 を及ぼす 可能 性 は非 常に 小さ い 。
【要 員配 置 】
現場 での 操 作は ，中央 制 御室 の当 直運 転 員 とは 別に 現 場操 作を 行う 当 直運 転員（現 場 ）及 び 重大 事故 等 対応 要員 を配 置 して いる 。こ れら の要 員 は ，操 作の 実
施期 間中 に 他の 操作 を担 っ てい ない こ と から ，要員 配 置が 操作 開 始時 間に 与える影 響は な い。
【移 動】
格納 容器 ス プレ イの ため の 系統 構成 の 実 施場 所は ，原 子炉 注水 の ため の系 統構成と 同じ 原 子炉 建屋 内で あ り，操 作要 員 はす でに 配 置済 みで ある こ とか ら ，移動が 操作 開 始時 間に 与え る 影響 はな い 。
【操 作所 要 時間 】
格納 容器 ス プレ イの ため の 系統 構成 と し て 175 分 を 想定 して おり ，十 分な 時間
余裕 を確 保 して いる こと か ら ，操 作所 要 時 間が 操作 開 始時 間に 影響 を 及ぼ す可
能性 は非 常 に小 さい 。
【他 の並 列 操作 有無 】
原子 炉水 位 の調 整操 作を 並 列し て実 施 す る場 合が あ るが ，異な る 要員 によ る対応が 可能 で ある ため，他 の並 列操 作 が操 作 開始 時間 に 与え る影 響は な い。ま た，代替 格納 容 器ス プレ イ冷 却 系（ 可搬 型 ）は，低圧 代 替注 水系（ 可搬 型）と ポン
プ等 を共 用 して いる が ，原子 炉注 水と 格 納 容器 スプ レ イの 流量 を同 時 に確 保可
能な ポン プ 容量 を備 えて い るた め ，原 子 炉 注水 と格 納 容器 スプ レイ の 同時 運用
が可 能で あ る。
【操 作の 確 実さ 】
当直 運転 員（ 現場 ）及び 重 大事 故等 対 応 要員 の現 場 操作 は ，操 作 の信 頼性 向上
や要 員の 安 全の ため 2 人 1 組で 実施 す る こと とし て おり ，誤操 作 は起 こり にくく， 誤操 作 等が 操作 開始 時 間に 影響 を 及 ぼす 可能 性 は小 さい 。

左記のとおり操作不確かさ要因により操
作開始時間に与える影響は小さいことから，実態 の操 作 開始 時
間は解析上の設定とほぼ 同等 で ある 。
本操 作は ，解 析 コー ド
及び 解析 条 件（ 操作 条件 を 除 く 。） の 不 確 かさに より ，操 作 開始 時
間が遅くなる可能性があ るが ，並 列 して 実施する場合がある原
子炉水位の調整操作とは異なる当直運転員による対応が可能
であ るこ と から ，こ の他の操作に与える影
響は ない 。

実態の操作開始時間
は，解析 上 の設 定と ほ
ぼ同等であることから，評価 項 目に 与え る
影響 はな い 。
解析コード及び解析
条件（操作条件を除く 。） の 不 確 か さ に より，操作 開 始時 間が 遅くなる可能性がある
が，この 場 合で も，パラメータが操作実施
基準に到達した時点で開始することで同等の 効果 が 得ら れ，有効性評価解析における格納容器圧力の最高値に変わりがない
こと から ，操作 開始 が遅くなることにより評価項目となるパラ
メータに与える影響
はな い。

事象 発生 の 約 13 時 間
後に実施するものであり ，低 圧 代替 注水 系
（可 搬型 ）と同 じ可 搬型代替注水中型ポンプを 使用 し ，評 価上 は余裕時間を確認する観点で可搬型代替注水中型ポンプの準備完了を 8 時 間後 と想 定
して おり ，準備 時間 が確保 でき る こと から ，
時間 余裕 が ある 。

格納容器スプレイのための系統構成
は ，所 要時 間を 175分想定しているところ，訓練実績等
では 約 124 分。 想定している範囲内
で意図している運転操作が実施可能であることを確認
した 。

第3表
項

目

操作条件

添付 2.3.1.5-14

残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水並
びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
による格納
容器除熱操
作

操作の不確さが操作開始時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕（6／6）
解析上の操作開始条件事 象 発 生 24
時間 10 分後

条件設定の
考え方

操作 の不 確 かさ 要因

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作の完了後，残留熱除去系の起動操作に要する
時間を考慮して設定【認 知】
常設 代替 高 圧電 源装 置に よ る非 常用 母 線 の受 電操 作 の完 了後 ，一 連の 操 作と して実 施す る ため ，認知 に大 幅 な遅 れが 生 じる こと は 考え にく く ，認 知 遅れ が操
作開 始時 間 に影 響を 及ぼ す 可能 性は 非 常 に小 さい 。
【要 員配 置 】
中央 制御 室 での 操作 のみ で あり ，当 直運 転員 は中 央 制御 室に 常駐 し てい るこ とから ，要 員 配置 が操 作開 始 時間 に与 え る 影響 はな い 。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 移 動 が操 作開 始 時間 に与 える 影 響は ない 。
【操 作所 要 時間 】
残留 熱除 去 系海 水系 の起 動 操作 とし て 4 分，残 留 熱除 去系 に よる 原子 炉 注水 操
作と し て 2 分を 想 定し ，余 裕時 間を 含 めて 操作 時間 と して 6 分を 設定 し てい る。
いず れも 中 央制 御室 の制 御 盤の スイ ッ チ によ る簡 易 な操 作で あり ，操 作 所要 時
間が 長く な る可 能性 は十 分 に低 く，操作 所要 時間 が 操作 開始 時間 に 影響 を及 ぼす可 能性 は 非常 に小 さい 。
【他 の並 列 操作 有無 】
原子 炉水 位 の調 整操 作を 並 列で 実施 す る 場合 があ る が，異 な る当 直運 転 員に よる対 応が 可 能で ある こと か ら，他の 並列 操作 が操 作 開始 時間 に与 え る影 響は ない。
【操 作の 確 実さ 】
中央 制御 室 の制 御盤 のス イ ッチ によ る 簡 易な 操作 の ため，誤 操作 は起 こ りに く
く， 誤操 作 等が 操作 時間 に 影響 を及 ぼ す 可能 性は 非 常に 小さ い。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響操作 所要 時 間は ，余 裕
時間を含めて設定してい るこ と から ，実 態の操作開始時間は解析上の操作開始時間
よりも若干早まる可能性 があ る

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響実態の操作開始時間
は，解析 上 の操 作開 始
時間より早くなる可能性 があ る が，この 場
合でも格納容器除熱の開始が早くなることで格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇は緩和されることから，評価 項 目と なる パ
ラメータに対する余裕は 大き く なる 。

操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

非常用母線の受電後に実施するものであり， 評価 上 は 24 時 間
後に非常用母線の受電が完了する想定として おり ，準備 時間 が確保 でき る こと から ，
時間 余裕 が ある 。

中央制御室における操作のため，シミュレータ（模擬操作含む。）にて訓練実績を取得。
残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱は所
要時 間を 6 分想 定
しているところ，訓練 実績 で は ，約 4分。想定の範囲内
で意図している運転操作が実施可能
なことを確認した。

添付資料 2.3.1.6
7 日間における水源の対応について（ 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ 長 期 Ｔ Ｂ ））1.

水源に関する評価①

淡水源（有効水量）
・ 西 側 淡 水 貯 水 設 備 ： 4,300m ３

2.
①

水使用パターン
可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水
事象発生 8 時間 1 分後，西側淡水貯水設備を水源とした可搬型
代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水を実施する。
炉心冠水後は，原子炉水位高（レベル８）設定点から原子炉水位低（レベル３）設定点の範囲で注水する。
交流動力電源が復旧した後，可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水を停止する。

②

可搬型代替注水中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
格 納 容 器 圧 力 が 279kPa[gage]に 到 達 す る 事 象 発 生 約 13 時 間 後 ，
西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代替注水中型ポンプを用いた格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却を実施する。
交流動力電源が復旧した後，可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却を
添付 2.3.1.6-1

停止する。

3.

時間評価
事象発生から可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水が開始されるまでは，原子炉隔離時冷却系により原子炉注水を実施するため，西側淡水貯水設備の水量は減少しない。
事象発生 8 時間 1 分以降は，可搬型代替注水中型ポンプを用いた
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水等を実施するため，西側淡水貯水設備の水量は減少する。
交 流 動 力 電 源 が 復 旧 す る 事 象 発 生 24 時 間 以 降 は ，残 留 熱 除 去 系 による原子炉注水等を実施し，可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水等を停止するため，西側
淡水貯水設備の水量の減少は停止する。
こ の 間 の 西 側 淡 水 貯 水 設 備 の 使 用 水 量 は 合 計 約 2,130m ３ で あ る 。

添付 2.3.1.6-2

積 算 注 水 量 (m３ )積 算 注 水 量 (m３ )可 搬 型 代 替 注 水 中 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 開 始

可 搬 型 代 替 注 水 中 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開始
4,300m３
可 搬 型 代 替 注 水 中 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 停 止
可 搬 型 代 替 注 水 中 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停止

第 1図

外部水源による積算注水量（ 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ 長 期 Ｔ Ｂ ））4.

水源評価結果時 間 評 価 の 結 果 か ら ，7 日 間 の 対 応 に お い て 合 計 約 2,130m ３ の 水 が必 要 と な る が ， 西 側 淡 水 貯 水 設 備 に 4,300m ３ の 水 を 保 有 す る こ と から必要水量を確保している。このため，安定して冷却を継続することが可能である。

添付 2.3.1.6-3

添付資料 2.3.1.7
7 日間における燃料の対応について（全交流動力電源喪失（長期ＴＢ））

保守的に全ての設備が，事象発生直後から 7 日間燃料を消費するものとして
評価する。
時系列
常設代替高圧電源装置 5 台起動（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
420.0L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×5 台（運転台数）＝約 352.8kL
可搬型代替注水中型ポンプ 2 台起動（低圧代替注水系（可搬型）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型））
35.7L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×2 台（運転台数）＝約 12.0kL

緊急時対策所用発電機 1 台起動（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
411L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×1 台（運転台数）＝約 70.0kL

添付 2.3.1.7-1

合計

判定

7 日間の
軽油消費量
約 352.8kL

軽油貯蔵タ
ンクの容量
は 約 800kL
であり，7 日
間対応可能

7 日間の
軽油消費量
約 12.0kL

可搬型設備
用軽油タン
クの容量は
約 210kL であり，7 日間
対応可能

7 日間の
軽油消費量
約 70.0kL

緊急時対策
所用発電機
燃料油貯蔵
タンクの容
量 は 約 75kL
であり，7 日間の対応可能

添付資料 2.3.1.8
常設代替交流電源設備の負荷（ 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ 長 期 Ｔ Ｂ ））主要負荷リスト
起動順序【 電 源 設 備：常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 】
負荷容量
(kW)

主要機器名称緊急用母線自動起動負荷・ 緊 急 用 直 流 125V充 電 器
・その他必要な負荷
非常用母線２Ｃ自動起動負荷・ 直 流 125V充 電 器 Ａ
・非常用照明※４・ 120／ 240V計 装 用 主 母 線 盤 ２ Ａ
・その他必要な負荷
・その他不要な負荷※４
非常用母線２Ｄ自動起動負荷・ 直 流 125V充 電 器 Ｂ
・非常用照明※４・ 120／ 240V計 装 用 主 母 線 盤 ２ Ｂ
・その他不要な負荷※４
残留熱除去系海水系ポンプ
残留熱除去系海水系ポンプ
残留熱除去系ポンプ
その他必要な負荷
非常用ガス再循環系排風機
非常用ガス処理系排風機
その他必要な負荷
停止負荷
中央制御室換気系空気調和機ファン
中央制御室換気系フィルタ系ファン
その他必要な負荷
蓄電池室排気ファン
その他必 要 な 負荷
緊急用海水ポンプ
その他必要な負荷
代替燃料プール冷却系ポンプ

①

②

③

④
⑤
⑥

⑦

⑧
⑨
⑩
⑪

約 120
約 84
約 79
約 108
約 134
約 14
約 234
約 60
約 86
約 134
約 135
約 837
約 837
約 584
約3
約 55
約8
約 95
約 − 52
約 45
約8
約 183
約8
約 154
約 510
約4
約 30

負荷起動時の最
大負荷容量(kW)

定常時の連続最大
負荷容量
(kW)

約 252

約 204

約 786

約 773

約 1,193

約 1,188

約 2,388
約 3,225

約 2,025
約 2,862

約 4,287

約 3,449

約 3,743

約 3,555

約 4,132

約 3,791

約 4,345

約 3,953

約 4,935

約 4,467

約 4,576

約 4,497

負 荷 容 量 (kW)
常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 5台 の 最 大 容 量 6,900kW※ １

7,000

6,000
常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 5台 の 連 続 定 格 容 量 5,520kW※ ２
最大負荷容量
約 4,935kW

⑩

5,000

⑥
4,000

⑧

⑨

⑪

⑦
⑤

3,000

④
2,000

③
②

1,000

常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 2台の 連 続 定 格 容 量 2,208kW※ ２

①
0

▲

▲

常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 2台の 最 大 容 量 2,760kW※ １2425

常設代替高圧電源装置 3 台
追加起動※３

経 過 時 間 (h)常設代替高圧電源装置 2 台
起動
常設代替高圧電源装置の負荷積算イメージ
※1
※2
※3
※4

常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 定 格 出 力 運 転 時 の 容 量 （ 1,380kW×運 転 台 数 ＝ 最 大 容 量 ）常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 定 格 出 力 運 転 時 の 80％ の 容 量 （ 1,380kW×0.8×運 転 台 数 ＝ 連 続 定 格 容 量 ）非常用母線の負荷への給電に伴い，負荷容量が増加するため，常設代替高圧電源装置を 3 台追加起動する
有効性評価で期待していないが電源供給される不要な負荷

添付 2.3.1.8-1

添付資料 2.3.1.9
再循環系ポンプからのリークについて

1.

はじめに
再 循 環 系 ポ ン プ （ 以 下 「 Ｐ Ｌ Ｒ ポ ン プ 」 と い う 。） の 概 略 図 を 第 1

図に示す。通常運転中，ＰＬＲポンプメカニカルシール部は，制御棒駆動水圧系によるシールパージラインからの封水注入及びＰＬＲ
ポンプ内装熱交換器への原子炉補機冷却系による冷却水通水によって ， 熱 的 な 防 護 が 図 ら れ て い る （ 第 2 図 ）。
一 方 ， 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ 以 下 「 Ｓ Ｂ Ｏ 」 と い う 。） 時 に は ， 制
御棒駆動水圧系及び原子炉補機冷却系が停止し，シールパージライ
ンからの封水注入及びＰＬＲポンプ内装熱交換器への冷却水の通水が停止するため，メカニカルシール部は高温の原子炉冷却材にさらされることで温度が上昇する。シール部の健全性が高温・高圧の原
子炉冷却材により失われた場合，ＰＬＲポンプからの原子炉冷却材の 漏 え い が 想 定 さ れ る （ 第 3 図 ）。
このため，ＳＢＯ時におけるＰＬＲポンプへの冷却水が喪失した
場合のメカニカルシールからの原子炉冷却材の漏えい量を評価する
実証試験を実施した。

添付 2.3.1.9-1ドライウェル機器
ドレンサンプへ

シールリークライン
コントロールブ リ ー ド オ フ (CBO)

PCV

ドライウェル機器
ドレンサンプへ

CRD ポ ン プ
パージ水

PCV

メカニカルシール

補機冷却系

軸
内装熱交換器インペラ

第 1図

ＰＬＲポンプ

添付 2.3.1.9-2

概略図

減圧装置

リークライン

シートリング
上部シール室CBOライン

回転リング
リング
減圧装置
パージ
パージ水

下部シール室

シートリング
回転リング
リング
冷却水

：パージ水/冷却水（約40℃）：Oリング（代表）

内装熱交換器
PCV
原子炉冷却材流路へ

シールパージラインからの封水注入，及びＰＬＲポンプ内装熱交換器への冷却水の通水により，ＰＬＲポンプメカニカルシー
ル部の熱的な防護が図られている。
第 2図

ＰＬＲポンプ メカニカルシールの状況（通常運転時）

シールパージラインからの封水注入，及びＰＬＲポンプ内装熱交換器への冷却水の通水が停止するため，シール部は高温の原
子炉冷却材にさらされる。
さらに，シール部（O リング）の健全性が熱で失われると，漏えい量の増加が想定される。
第 3図

ＰＬＲポンプ メカニカルシールの状況（冷却水喪失時）

添付 2.3.1.9-3

2.

実証試験による評価

(1)

試験概要
ＰＬＲポンプで使用している実機メカニカルシールを使用し，冷却水喪失時を模擬した試験条件で試験を実施した。
ａ．実施場所：多目的蒸気源試験設備
ｂ ．試 験 装 置：Ｐ Ｌ Ｒ ポ ン プ メ カ ニ カ ル シ ー ル フ ル ス ケ ー ル ※ 実 証
試験設備（第 4 図）※：試 験 に 用 い た メ カ ニ カ ル シ ー ル は 実 機 と 同 一 品とし，軸径及びメカニカルシール部ギャップも実機と同一とした。ＢＷＲで使用されているメ
カニカルシールは全てタンデム型コンタクトシールであり，代表として N シールを使用した。
ｃ ．系 統 構 成：実 機 メ カ ニ カ ル シ ー ル の 系 統 構 成 を 模 擬（ 第 5 図 ）ｄ．試験方法：メカニカルシールに供給する熱水を循環させることにより，温度・圧力を制御し，実機におけるＳ
ＢＯ発生後の温度・圧力を模擬するとともに，熱水の入口流量と出口流量の差を漏えい量として計測した。なお，圧力の変化は，原子炉隔離時冷却系（ＲＣＩＣ）作動による原子炉圧力の減圧幅を包絡する条件とし，温度はその圧力に対応する飽
和温度とした。

添付 2.3.1.9-4

第 4図

試験装置外観

メカニカル
シール

T

T

CBOラインシールリークライン

容器
出口

容器
出口

試験
容器

P
T

Ｑ

Ｑ

流量計

漏えい量
弁２

循環
ポンプ
熱水
ループ

弁１

熱水注水ライン

熱水加熱器

第 5図

実証試験時の系統構成
添付 2.3.1.9-5

熱水戻りライン容器
入口

熱水戻りライン

流量計 Ｑ

圧力
容器

P

CBO弁

(2)

試験条件
ＳＢＯ発生時の温度・圧力を包絡するよう試験を実施した。試

験 条 件 を 第 １ 表 に 示 す 。ま た ，試 験 時 間 に お け る 温 度 ・ 圧 力 を 第 6
図に示す。
第 1表

試験条件

値

備

考

圧力

8.0MPa[gage]

ＳＢＯ発生後の炉圧を包絡する
値

温度

294℃

ＳＢＯ発生後の炉水温度を包絡
する値

試験時間

24 時 間 以 上

ＳＢＯ時の圧力・温度を包絡した状態における時間

圧力変動幅

2.5MPa 以 上 ＊ＳＢＯ発生後の炉圧変動幅を包絡する値※ Ｓ Ｂ Ｏ 発 生 後 ，24 時 間 後 ま で の Ｒ Ｃ Ｉ Ｃ に よ る 圧 力 変 動 幅 を Ｓ Ａ Ｆ
Ｅ Ｒ 解 析 結 果 よ り 決 定 し た 。な お 、圧 力 変 動 中 の 温 度 は 飽 和 温 度 と
した。
圧力

1回目
圧力変動

2回目
圧力変動

3回目
4回目
圧力変動 圧力変動

8.0MPaG
2.5MPaG以上

30分

圧力変動時間を除き8時間
温度

16時間

3時間

時間

5時間

294℃

30分

260℃

40℃
時間

SBO発生

第 6図

試験時間における温度及び圧力条件
添付 2.3.1.9-6

3.

試験結果及び漏えい量の影響について
実証試験時のメカニカルシールへの熱水注入の系統構成の概要を

第 5 図に示す。ＳＢＯ時のＲＣＩＣ又は高圧代替注水系運転時における原子炉冷却材圧力及び温度を包絡した熱水並びに圧力変動を加えた熱水を試験容器下部からメカニカルシール室へ注水し，試験中の漏えい量を測定した。
ＳＢＯ時における冷却水喪失時を模擬した実証試験を実施した結果，高温の熱水の浸入によりメカニカルシールの O リングの一部が損傷するものの，その損傷部分を通って外部に漏えいする経路により漏えい量は制限されるため，完全ではないものの，ある程度のシー ル 機 能 を 有 し 続 け る こ と で ， 試 験 時 間 が 24 時 間 以 上 に お い て も ，
最 大 漏 え い 量 は 約 0.6t／ h で あ っ た 。
ＲＣＩＣ等の注水流量及び逃がし安全弁から放出される冷却材流量と比較しても十分小さい（ＲＣＩＣの注入流量の約１％）ことか
ら 炉 内 イ ン ベ ン ト リ の 観 点 で 事 象 進 展 に 及 ぼ す 影 響 は 小 さ く ，ま た ，格納容器への熱負荷は小さいことから格納容器健全性に影響を与えることはない。

添付 2.3.1.9-7

2.3.2

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）

2.3.2.1(1)

事故シーケンスグループの特徴，炉心損傷防止対策

事故シーケンスグループ内の事故シーケンス
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）」に含まれる事故シーケンスとしては，「1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，①「外部電源喪失＋直流電源失敗 ※ ＋高圧炉心冷却失敗（ＴＢＤ）」，②「外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋高圧炉心冷却失敗（ＴＢ
Ｕ）」及び③「サポート系喪失（直流電源故障）（外部電源喪失）＋ＤＧ失
敗＋高圧炉心冷却失敗（ＴＢＵ）」である。
※(2)

直流電源失敗により非常用ディーゼル発電機の起動ができなくなる。

事故シーケンスグループの特徴及び炉心損傷防止対策の基本的考え方
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）」は，原子炉の出力運転中に全交流動力電源喪失に加えて，直流電源喪失又は原
子炉隔離時冷却系の故障が重畳することを想定する。これに伴い，電動の原子炉注水機能及び原子炉隔離時冷却系が機能喪失することで全ての原子炉注水機能が喪失する。このため，原子炉圧力制御に伴い原子炉圧力容器
内の蒸気が流出し，保有水量が減少することで原子炉水位が低下し，緩和措置が取られない場合には，原子炉水位の低下が継続し，炉心が露出することで炉心損傷に至る。
本事故シーケンスグループは，全交流動力電源喪失に加えて，直流電源喪失又は原子炉隔離時冷却系の故障が重畳することにより，原子炉隔離時
冷却系を含む全ての原子炉注水機能が喪失し，炉心損傷に至る事故シーケ
ンスグループである。このため，重大事故等対策の有効性評価には，直流電源及び交流動力電源の供給機能に対する重大事故等対処設備並びに交流
2.3.2-1

動力電源を必要としない重大事故等対処設備に期待することが考えられる。
以上により，本事故シーケンスグループでは，代替の直流電源供給機能
及び交流動力電源が不要な代替の原子炉注水機能を用いた原子炉注水により原子炉水位を維持し，その後，原子炉圧力容器を強制的に減圧し，可搬型の原子炉注水機能を用いて原子炉へ注水することによって炉心損傷の防止を図る。また，可搬型の格納容器冷却機能を用いて格納容器冷却を実施
するとともに，代替の交流電源供給機能により交流動力電源を復旧し，最終的な熱の逃がし場へ熱の輸送を行うことによって除熱を行い格納容器破損の防止を図る。

(3)

炉心損傷防止対策
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）」において，炉心が著しい損傷に至ることなく，かつ十分な冷却を可能とするため，初期の対策として常設代替直流電源設備，高圧代替注水系，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧及び可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水手段を整備し，安定状態に向けた対策として，常設代替高圧電源装置からの給電後の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水手段を整備する。また，格納容器の健全性を維持するため，安定状態に向けた対策として，可搬型代替注
水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納
容器冷却手段並びに常設代替高圧電源装置からの給電後の残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール
冷却系）による格納容器除熱手段を整備する。対策の概略系統図を第 2.3.2−1 図に，対応手順の概要を第 2.3.2−2 図に示すとともに，重大事故等対策の概要を以下に示す。また，重大事故等対策における手順と設備との関
2.3.2-2

係を第 2.3.2−1 表に示す。
本事故シーケンスグループにおける重要事故シーケンスにおいて必要な要員は，災害対策要員（初動）24 名及び参集要員 6 名である。
災害対策要員（初動）の内訳は，当直発電長 1 名，当直副発電長 1 名，
運転操作対応を行うための当直運転員 5 名，指揮，通報連絡を行うための災害対策要員（指揮者等）4 名及び現場操作を行うための重大事故対応要員 13 名である。
参集要員の内訳は，タンクローリによる燃料給油操作を行うための重大事故等対応要員 2 名，可搬型代替注水中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調整操作を行うための重大事故等対応要員
2 名並びに可搬型代替注水中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の系統構成操作及び流量調整操作を行うための重大事故等対応要員 2 名である。
必要な要員と作業項目について第 2.3.2−3 図に示す。
なお，重要事故シーケンス以外の事故シーケンスについては，作業項目
を重要事故シーケンスと比較し，必要な要員数を確認した結果，災害対策要員（初動）24 名及び参集要員 6 名で対処可能である。
ａ．原子炉スクラム及び全電源喪失の確認
外部電源が喪失するとともに，直流電源喪失に伴い非常用ディーゼル発電機等が全て機能喪失することで全電源喪失となり，原子炉がスクラムしたことを確認する ※１，２ 。また，早期の電源回復不能と判断する。全電源喪失に伴い原子炉隔離時冷却系を含む全ての設計基準事故対処設備の原子炉注水機能が喪失する。
原子炉スクラム及び全電源喪失の確認に必要な計装設備は，原子炉圧力（ＳＡ），Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧，Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧等である。
2.3.2-3

※1

直流電源喪失に伴い非常用ディーゼル発電機等の起動ができなくなる。

※2

直流電源喪失時には，平均出力領域計装等による原子炉スクラム確認はできないが，直流電源喪失に伴いスクラムパイロット電磁弁が無励磁となり原子炉スクラムが発生する。また，原子炉スクラムに失敗している
場合は，炉心での蒸気発生量が多くなり圧力設定点の高い逃がし安全弁が作動し，また作動頻度も高くなることから，原子炉圧力（ＳＡ）を監視することで原子炉スクラムの成功／失敗を推定できる。

ｂ．高圧代替注水系の起動操作
全電源喪失に伴う高圧注水機能喪失の確認後，一連の操作として高圧
代替注水系に必要な負荷の電源切替えを実施し ， 中央制御室からの遠隔操作により，高圧代替注水系を起動する。
高圧代替注水系の起動操作に必要な計装設備は，高圧代替注水系系統
流量である。
ｃ．原子炉水位の調整操作（高圧代替注水系）
高圧代替注水系の起動により，原子炉注水が開始され，原子炉水位が回復したことを確認する。また，原子炉水位回復後は，原子炉水位を原
子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持する。
原子炉水位の調整操作（高圧代替注水系）に必要な計装設備は，原子炉水位（ＳＡ広帯域），原子炉水位（ＳＡ燃料域）及び高圧代替注水系系
統流量である。
ｄ．電源確保操作対応
早期の電源回復不能の確認後，直流電源の機能回復操作及び外部電源の機能回復操作を実施する。

2.3.2-4

ｅ．可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動
準備操作
全電源喪失に伴う低圧注水機能喪失の確認後，可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水準備を開始する。原子炉建屋内の現場操作にて原子炉注水に必要な系統構成を実施し，屋外の現場操作にて可搬型代替注水中型ポンプの準備，ホース敷設等を実施した後にポンプ起動操作を実施する。
ｆ．逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作
全電源喪失の確認後，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作に必要な負荷の電源切替えを実施する。
サプレッション・プール水温度がサプレッション・プール熱容量制限（原子炉が高圧の場合は 65℃）に到達したことを確認し，可搬型代替注
水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作及び逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作に必要な電源の切替え操作が完了した後に，中央制御室からの遠隔操作により逃がし
安全弁（自動減圧機能）7 個を手動開放し，原子炉減圧を実施する。
逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作に必要な計装設備は，原子炉圧力（ＳＡ）等である。
原子炉水位が燃料有効長頂部に到達した場合は炉心損傷がないことを継続的に確認する。
炉心損傷がないことを継続的に確認するために必要な計装設備は，格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）及び格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）である。
ｇ．原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（可搬型））
逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作により，
2.3.2-5

原子炉圧力が可搬型代替注水中型ポンプの吐出圧力を下回ると，原子炉注水が開始され，原子炉水位が回復する。原子炉水位回復後は，原子炉
水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）
設定点の間で維持する。また，原子炉圧力の低下により高圧代替注水系が停止したことを確認する。
原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（可搬型））に必要な計装設備
は，原子炉水位（ＳＡ広帯域），原子炉水位（ＳＡ燃料域），低圧代替注
水系原子炉注水流量等である。
ｈ．タンクローリによる燃料給油操作
タンクローリにより可搬型設備用軽油タンクから可搬型代替注水中型
ポンプに燃料給油を実施する。
ｉ．可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作
全電源喪失に伴い崩壊熱除去機能が喪失しているため，格納容器圧力及び雰囲気温度が上昇する。格納容器圧力が 279kPa[gage]に到達した場
合又はドライウェル雰囲気温度がドライウェル設計温度である 171℃に近接した場合は，可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプ
レイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作を実施する。また，同じ可搬型代替注水中型ポンプを用いて原子炉注水を継続する。
可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作に必要な計装設備は，ドライウェル圧力，
サプレッション・チェンバ圧力，低圧代替注水系格納容器スプレイ流量，
サプレッション・プール水位等である。
ｊ．常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作
外部電源喪失の確認後，中央制御室からの遠隔操作により常設代替高2.3.2-6

圧電源装置から緊急用母線を受電する。
常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作に必要な計装設備
は，緊急用Ｍ／Ｃ電圧である。
ｋ．常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作
早期の電源回復不能の確認後，中央制御室及び現場にて常設代替高圧
電源装置による非常用母線の受電準備操作を実施する。
ｌ．常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作
常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作及び非常用母線の受電準備操作の完了後，中央制御室からの遠隔操作により常設代替高圧
電源装置から緊急用母線を介して非常用母線を受電する。
常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作に必要な計装設備
は，Ｍ／Ｃ ２Ｃ及びＭ／Ｃ ２Ｄ電圧である。
ｍ．残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水並びに残留熱除去系（格
納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール
冷却系）による格納容器除熱操作
常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作の完了後，残留熱除去系海水系の起動操作を実施する。その後，可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却を停止し，残留熱除去
系（低圧注水系）による原子炉注水並びに残留熱除去系（格納容器スプ
レイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱を実施する。
残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水並びに残留熱除去系（格
納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作に必要な計装設備は，原子炉水位（広帯2.3.2-7域），残留熱除去系系統流量等である。
ｎ．使用済燃料プールの冷却操作
代替燃料プール冷却系等を用いて使用済燃料プールへの注水及び冷却を実施する。

以降，炉心冷却は残留熱除去系（低圧注水系）を用いた原子炉注水により原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持することで継続的に実施し，格納容器除熱は，原
子炉注水の停止期間中に残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）により実施する。また，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。

2.3.2.2(1)

炉心損傷防止対策の有効性評価

有効性評価の方法
本事故シーケンスグループを評価する上で選定した重要事故シーケンス
は，「1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，外部電源喪失を起因事象とし，直流電源喪失に伴い全ての非常用ディーゼル発電機
等及び全ての注水機能が喪失する「外部電源喪失＋直流電源失敗＋高圧炉
心冷却失敗（ＴＢＤ）」である。なお，「外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋高圧炉
心冷却失敗（ＴＢＵ）」及び「サポート系喪失（直流電源故障）（＋外部電源喪失）＋ＤＧ失敗＋高圧炉心冷却失敗（ＴＢＵ）」は，全交流動力電源喪
失時に原子炉隔離時冷却系の機能喪失が重畳するという点で安全機能の喪失状態が同じであり，この代替として高圧代替注水系及び常設代替直流電源設備に期待するため重大事故等対策及び事象進展は同じとなる。
本重要事故シーケンスでは，炉心における崩壊熱，燃料棒表面熱伝達，2.3.2-8沸騰遷移，燃料被覆管酸化，燃料被覆管変形，沸騰・ボイド率変化，気液分離（水位変化）・対向流，気液熱非平衡及び三次元効果，原子炉圧力容器における冷却材放出（臨界流・差圧流）,沸騰・凝縮・ボイド率変化，気液分離（水位変化）・対向流及びＥＣＣＳ注水（給水系及び代替注水系含む）
並びに格納容器における格納容器各領域間の流動，気液界面の熱伝達，構造材との熱伝達及び内部熱伝導，スプレイ冷却及びサプレッション・プー
ル冷却が重要現象となる。よって，これらの現象を適切に評価することが可能である長期間熱水力過渡変化解析コードＳＡＦＥＲ及びシビアアクシ
デント総合解析コードＭＡＡＰにより，原子炉圧力，原子炉水位，燃料被覆管温度，格納容器圧力，格納容器雰囲気温度等の過渡応答を求める。なお，本有効性評価では，ＳＡＦＥＲコードによる燃料被覆管温度の評価結果は，ベストフィット曲線の破裂判断基準に対して十分な余裕があることから，燃料被覆管温度が高温となる領域において，燃料棒やチャンネルボ
ックスの幾何学的配置を考慮した詳細な輻射熱伝達計算を行うことで燃料被覆管温度をＳＡＦＥＲコードよりも低めに評価するＣＨＡＳＴＥコード
は使用しない。
また，解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，本
重要事故シーケンスにおける運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価する。

(2)

有効性評価の条件
本重要事故シーケンスに対する主要な解析条件を第 2.3.2−2 表に示す。
また，主要な解析条件について，本重要事故シーケンス特有の解析条件を以下に示す。

2.3.2-9

ａ．事故条件(a)

起因事象
起因事象として，送電系統又は所内主発電設備の故障等によって，外部電源が喪失するものとする。

(b)

安全機能の喪失に対する仮定
125V 系蓄電池の機能喪失を想定する。また，全ての非常用ディーゼ
ル発電機等及び原子炉隔離時冷却系が機能喪失するものとする。

(c)

外部電源
起因事象として，外部電源が喪失することを想定している。

ｂ．重大事故等対策に関連する機器条件(a)

原子炉スクラム
原子炉水位低下を厳しくする観点で，外部電源喪失に伴うタービン
蒸気加減弁急閉信号及び原子炉保護系電源喪失による原子炉スクラムについては保守的に考慮せず，原子炉水位低（レベル３）信号により原子炉スクラムするものとする。

(b)

主蒸気隔離弁
主蒸気隔離弁は，外部電源喪失により制御電源である原子炉保護系

電源が喪失し，閉止するものとする。
(c)

再循環系ポンプ
再循環系ポンプは，外部電源喪失により駆動電源が喪失し，全台停止するものとする。
(d)

逃がし安全弁
逃がし安全弁（安全弁機能）にて原子炉冷却材圧力バウンダリの過度の圧力上昇を抑制するものとする。また，手動による原子炉減圧に
2.3.2-10

は，逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個を使用するものとし，容量として，1 個当たり定格主蒸気流量の約 6％を処理するものとする。
(e)

高圧代替注水系
136.7m ３ ／h（原子炉圧力 1.04MPa[gage]〜7.86MPa[gage]において）の流量で原子炉へ注水するものとする。原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）設定点まで回復した以降は，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の範囲に維持する。また，原子炉減圧時の可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代
替注水系（可搬型）による原子炉水位回復性能を確認する観点で，原子炉減圧操作と同時に注水を停止する。

(f)

残留熱除去系（低圧注水系）
残留熱除去系ポンプ 1 台を使用するものとし，非常用母線の受電が完 了 し た 時 点 で 手 動 起 動 し ， 0m ３ ／ h 〜 1,676m ３ ／ h （ 0MPa[dif] ※ 〜
1.55MPa[dif]において）の流量で原子炉へ注水するものとする。伝熱容
量は，熱交換器の設計性能に基づき 1 基当たり約 43MW（サプレッション・プール水温度 100℃，海水温度 32℃において）とする。なお，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）
設定点の間で維持しつつ，原子炉注水の停止期間中に格納容器スプレイ
又はサプレッション・プール冷却を実施するものとする。
※(g)MPa[dif]…原子炉圧力容器と水源との差圧（以下同様）

低圧代替注水系（可搬型）
可搬型代替注水中型ポンプ 2 台を使用するものとし，注水流量は，原子炉注水のみを実施する場合は，機器設計上の最小要求値である最小流量特性（注水流量：0m ３ ／h〜110m ３ ／h，注水圧力：0MPa[dif]〜
1.4MPa[dif]）とし，原子炉注水と格納容器スプレイを同時に実施する
2.3.2-11場合は，50m ３ ／h（一定）を用いるものとする。また，原子炉水位が
原子炉水位高（レベル８）設定点まで回復した以降は，原子炉水位を
原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の範囲に維持し，交流動力電源復旧後の事象発生から 24 時間 5 分後に停止する。
(h)

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）
低圧代替注水系（可搬型）と同じ可搬型代替注水中型ポンプ 2 台を使用するものとし，スプレイ流量は，運転手順に基づき 130m ３ ／h（一定）を用いるものとする。また，格納容器圧力が 217kPa[gage]に到達した場合に停止し，279kPa[gage]に到達した場合に再開し，交流電源復旧後の事象発生から 24 時間 5 分後に停止する。

(i)

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプ
レッション・プール冷却系）
残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水を停止している期間に，1.9×10３ m３ ／h の流量で格納容器へスプレイするものとし，そのうち 95％をドライウェルへ，5％をサプレッション・チェンバへ分配するものとする。なお，格納容器スプレイ実施中に格納容器圧力が13.7kPa[gage]に到達した時点でサプレッション・プール冷却運転に切り替える。
伝熱容量は，熱交換器の設計性能に基づき 1 基当たり約 43MW（サプレッション・プール水温度 100℃，海水温度 32℃において）とする。

ｃ．重大事故等対策に関連する操作条件
運転員等操作に関する条件として，「1.3.5

運転員等の操作時間に対する仮定」に示す分類に従って以下のとおり設定する。
2.3.2-12

(a)交流動力電源は 24 時間使用できないものとし，事象発生から 24 時
間後に常設代替高圧電源装置により非常用母線への給電を開始する。

(b)

高圧代替注水系の起動操作は，状況判断及び高圧代替注水系の準備に要する時間を考慮して，事象発生 25 分後に実施するものとする。

(c)

逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原
子炉注水操作）は，余裕時間を確認する観点で 8 時間後に低圧代替
注水系（可搬型）の起動準備操作が完了するものとし，原子炉減圧操作に要する時間を考慮して，事象発生から 8 時間 1 分後に実施する。なお，全交流動力電源喪失時において，直流電源の容量やポン
プ室の温度上昇等を考慮しても，少なくとも事象発生から 8 時間後まではサプレッション・プールを水源とした高圧代替注水系による
原子炉注水が継続可能であることを確認している。

(d)

可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作は，格納容器圧力が279kPa[gage]に到達した場合に実施する。

(e)

残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・
プール冷却系）による格納容器除熱操作は，常設代替高圧電源装置
による非常用母線の受電操作の完了後に残留熱除去系の起動操作に要する時間を考慮して，事象発生から 24 時間 10 分後に実施する。

(3)

有効性評価の結果
本重要事故シーケンスにおける原子炉圧力，原子炉水位（シュラウド内
2.3.2-13外水位） ※ ，注水流量，逃がし安全弁からの蒸気流量及び原子炉圧力容器内の保有水量の推移を第 2.3.2−4 図から第 2.3.2−8 図に，燃料被覆管温度，燃料被覆管最高温度発生位置における熱伝達係数，燃料被覆管最高温度発生位置におけるボイド率，高出力燃料集合体のボイド率，炉心下部プ
レナム部のボイド率の推移及び燃料被覆管破裂が発生した時点の燃料被覆
管温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係を第 2.3.2−9 図から第 2.3.2−14 図に，格納容器圧力，格納容器雰囲気温度，サプレッション・プール
水位及びサプレッション・プール水温度の推移を第 2.3.2−15 図から第2.3.2−18 図に示す。
※

炉心冷却の観点ではシュラウド内水位に着目し，運転員操作の観点ではシュ
ラウド外水位に着目するためシュラウド内外水位を合わせて示している。なお，シュラウド内は炉心部で発生するボイドを含む水位であることから，原子炉水位が低下する過程ではシュラウド外水位と比較して高めの水位を示す。

ａ．事象進展全電源喪失後，原子炉スクラム，主蒸気隔離弁の閉止及び再循環系ポンプの停止が発生する。外部電源喪失及び直流電源喪失を確認した後，事象発生 25 分後に代替直流電源設備からの給電により高圧代替注水系を起動し，原子炉注水が開始されることで，原子炉水位は維持される。
代替直流電源設備は，負荷の切離しを行うことなく，事象発生から 24
時間にわたり重大事故等の対応に必要な設備に電源を供給可能である。
（添付資料 2.3.2.1）
事象発生の 8 時間後に可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注
水系（可搬型）の準備が完了した時点で，逃がし安全弁（自動減圧機能）
7 個の手動による原子炉減圧を実施する。逃がし安全弁（自動減圧機能）開放による蒸気流出によって原子炉水位が一時的に低下するが，可搬型
2.3.2-14

代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水が開始されることで原子炉水位は回復し，炉心の冷却は維持される。
なお，高圧代替注水系は，原子炉減圧と同時に停止する想定とする。
（添付資料 2.3.2.2）
事象発生から 24 時間後に常設代替高圧電源装置による非常用母線への交流動力電源供給を開始し，その後中央制御室からの遠隔操作により残留熱除去系（低圧注水系）を起動し，原子炉注水を開始することで，その後も炉心の冷却は維持される。
また，全電源喪失に伴い崩壊熱除去機能が喪失しているため，原子炉
圧力容器内で発生した蒸気が逃がし安全弁を介して格納容器内に放出されることで，格納容器圧力及び雰囲気温度は徐々に上昇する。このため，事象発生の約 13 時間後に格納容器圧力が 279kPa[gage]に到達した時点
で，可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作を開始し，事象発生の 24 時間後に交流動力電源が復旧した時点で残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作を実施することで，格納容器圧力及び雰囲気温度は安定又は低下傾向となる。

ｂ．評価項目等
燃料被覆管温度は，第 2.3.2−9 図に示すとおり，炉心冷却が維持され，初期値（約 309℃）以下にとどまることから，評価項目である 1,200℃を下回る。燃料被覆管の最高温度は，高出力燃料集合体で発生している。
また，燃料被覆管の酸化量は，酸化反応が著しくなる前の燃料被覆管厚さの 1％以下であり，評価項目である 15％を下回る。
2.3.2-15

原子炉圧力は，第 2.3.2−4 図に示すとおり，逃がし安全弁（安全弁機能）の作動により，約 8.16MPa[gage]以下に維持される。このため，原
子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力は，原子炉圧力と原子炉圧力容
器底部圧力との差（0.3MPa 程度）を考慮しても，約 8.46MPa［gage］以
下であり，評価項目である最高使用圧力の 1.2 倍（10.34MPa[gage]）を下回る。
格納容器圧力は，第 2.3.2−15 図に示すとおり，全電源喪失に伴い崩壊熱除去機能が喪失しているため，原子炉圧力容器内で発生した蒸気が格納容器内に放出されることによって，事象発生後に上昇傾向が継続す
るが，可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作及び残留熱除去系（格納容器スプレ
イ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作により低下傾向となる。事象発生の約 13 時間後に最高値の約 0.28MPa[gage]となるが，格納容器バウンダリにかかる圧力は，評価項目である最高使用圧力の 2 倍（0.62MPa[gage]）を下回る。格納容
器雰囲気温度は，第 2.3.2−16 図に示すとおり，事象発生の約 24 時間後に最高値の約 141℃となり，以降は低下傾向となっていることから，格納容器バウンダリにかかる温度は，評価項目である 200℃を下回る。
第 2.3.2−5 図に示すように，高圧代替注水系及び可搬型代替注水中型
ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水を継続する
ことで，炉心の冠水状態が維持され，炉心冷却が維持される。また，第2.3.2−15 図及び第 2.3.2−16 図に示すように，事象発生の約 24 時間後に，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プー
ル冷却系）による格納容器除熱操作を実施することで，高温停止での安2.3.2-16

定状態が確立する。
（添付資料 2.3.2.3）
安定状態が確立した以降は，原子炉建屋ガス処理系及び中央制御室換
気系を起動し，また，機能喪失している設備の復旧に努めるとともに，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）により冷温停止状態とする。
以上により，本評価では，「1.2.1.2

有効性を確認するための評価項

目の設定」に示す(1)から(4)の評価項目について，対策の有効性を確認した。

2.3.2.3

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲としては，運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価する。
本重要事故シーケンスでは，全交流動力電源の喪失に加えて，直流電源喪失に伴い原子炉隔離時冷却系が機能喪失し，原子炉注水機能が喪失すること
で原子炉水位が低下するため，高圧代替注水系及び可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水を実施すること並びに全交流動力電源喪失に伴い崩壊熱除去機能も喪失し格納容器圧力及び雰囲
気温度が上昇することから，可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作を実施すること及び交流動力電源の復旧後に残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作を実施することが特徴である。
よって，不確かさの影響を確認する運転員等操作は，事象進展に有意な影響を与えると考えられる操作として，高圧代替注水系の起動操作，逃がし安全
2.3.2-17

弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水操作），可搬型代替注
水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プー
ル冷却系）による格納容器除熱操作とする。
(1)

解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価
本重要事故シーケンスにおいて不確かさの影響評価を実施する重要現象

は，「1.7

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価方針」に示すとおりであり，それらの不確かさの影響評価を以下に示す。
ａ．運転員等操作時間に与える影響
炉心における燃料棒表面熱伝達の不確かさとして，解析コードは炉心の冠水が維持される実験解析において，燃料被覆管温度をほぼ同等に評価する。有効性評価解析では，おおむね炉心の冠水状態が維持されており，燃料被覆管の最高温度は初期値以下にとどまることから，不確かさは小さく，また，操作手順（速やかに注水手段を準備すること）に変わりはなく，燃料被覆管温度を操作開始の起点とする運転員等操作はない
ことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
炉心における燃料被覆管酸化の不確かさとして，解析コードは酸化量及び酸化反応に伴う発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，
燃料被覆管温度を高めに評価する可能性がある。よって，実際の燃料被覆管温度は低くなるが，操作手順（速やかに注水手段を準備すること）に変わりはなく，燃料被覆管温度を操作開始の起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
格納容器における格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内2.3.2-18

部熱伝導並びに気液界面の熱伝達の不確かさとして，格納容器モデル（格
納容器の熱水力モデル）はＨＤＲ実験解析において区画によって格納容
器雰囲気温度を十数℃程度，格納容器圧力を 1 割程度高めに評価する傾向が確認されているが，ＢＷＲの格納容器内の区画とは異なる等，実験体系に起因するものと考えられ，実機体系においては不確かさが小さくなるものと推定され，全体としては格納容器圧力及び雰囲気温度の傾向を適切に再現できていることから，格納容器圧力及び雰囲気温度を操作
開始の起点とする可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプ
レイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導の不確かさにおいては，ＣＳＴＦ実験解析により格
納容器温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認しており，その差異は小さいことから，格納容器圧力及び雰囲気温度を操作開始の起点としている可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替
格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。
（添付資料 2.3.2.4）

ｂ．評価項目となるパラメータに与える影響
炉心における燃料棒表面熱伝達の不確かさとして，解析コードは炉心の冠水が維持される実験解析において，燃料被覆管温度をほぼ同等に評価する。有効性評価解析では，おおむね炉心の冠水状態が維持されており，燃料被覆管の最高温度は初期値以下にとどまることから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
炉心における燃料被覆管酸化の不確かさとして，解析コードは酸化量
2.3.2-19及び酸化反応に伴う発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，
燃料被覆管温度を高く評価することから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。ただし，炉心部の冠水がおおむね維持される
本事故シーケンスでは，この影響は小さいと考えられる。
格納容器における格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導並びに気液界面の熱伝達の不確かさとして，格納容器モデル（格
納容器の熱水力モデル）はＨＤＲ実験解析において区画によって格納容
器雰囲気温度を十数℃程度，格納容器圧力を 1 割程度高めに評価する傾向が確認されているが，ＢＷＲの格納容器内の区画とは異なる等，実験体系に起因するものと考えられ，実機体系においては不確かさが小さくなるものと推定され，全体としては格納容器圧力及び雰囲気温度の傾向を適切に再現できていることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導の不確かさにおいては，ＣＳＴＦ実験解析により格納容器雰
囲気温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認していることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
（添付資料 2.3.2.4）(2)

解析条件の不確かさの影響評価
ａ．初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件
初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件は，第2.3.2−2 表に示すとおりであり，これらの条件設定を設計値等の最確条件とした場合の影響を評価する。解析条件の設定に当たっては，設計値を用いるか又は評価項目となるパラメータに対する余裕が小さくなるよう保守的な設定をしていることから，この中で事象進展に有意な影響を2.3.2-20

与える可能性がある項目について，評価結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
初期条件の燃料棒最大線出力密度は，解析条件で設定した 44.0kW／
m に対して最確条件は約 33kW／m〜約 41kW／m であり，最確条件とした
場合は燃料被覆管温度の上昇が緩和されるが，操作手順（速やかに注水手段を準備すること）に変わりはなく，燃料被覆管温度を操作開始の起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件で設定した燃焼度
33GWd／t に対して最確条件は燃焼度 33GWd／t 以下であり，最確条件とした場合は解析条件で設定している崩壊熱と同等以下となる。燃焼度 33GWd／t の場合は，解析条件と最確条件は同等であることから，運転員等操作時間に与える影響はない。また，燃焼度 33GWd／t 未満の場
合は，原子炉からサプレッション・プールに流出する蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下は遅くなるが，操作手順（速やかに注水
手段を準備すること）に変わりはないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。また，同様に格納容器圧力及び雰囲気温度並びにサプレッション・プール水位及びサプレッション・プール水温度の上昇が遅くなり，これらのパラメータを操作開始の起点とする運転員等
操作の開始時間は遅くなる。
初期条件の原子炉圧力，原子炉水位，炉心流量及びドライウェル雰
囲気温度は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，事象進展に与える影響は小さいことから，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
機器条件の低圧代替注水系（可搬型）及び残留熱除去系（低圧注水
2.3.2-21

系）は，それぞれ注水流量 0m３ ／h〜110m ３ ／h（0MPa［dif］〜1.4MPa［dif］）及び 0m ３ ／h〜1,676m ３ ／h（0MPa［dif］〜1.55MPa［dif］）の場合は，解析条件と最確条件は同等であることから，運転員等操作時間に与える影響はない。また，それぞれ注水流量 0m ３ ／h〜110m ３ ／h
未満（0MPa［dif］〜1.4MPa［dif］）及び 0m ３ ／h〜1,676m３ ／h 未満（0MPa［dif］〜1.55MPa［dif］）の場合は，注水開始後の原子炉水位の回復が早くなり，炉心冠水後の原子炉水位の維持操作の開始が早くなるが，原子炉減圧から水位回復までの原子炉水位を継続監視している期間の流量調整操作であることから，運転員等操作時間に与える影響はない。
（添付資料 2.3.2.4）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
初期条件の燃料棒最大線出力密度は，解析条件で設定した 44.0kW／
m に対して最確条件は約 33kW／m〜約 41kW／m であり，最確条件とした
場合は燃料被覆管温度の上昇が緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。ただし，炉心部の冠水がおおむね維持される本事故シーケンスでは，この影響は小さいと考えられる。
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件で設定した燃焼度
33GWd／t に対して最確条件は燃焼度 33GWd／t 以下であり，最確条件とした場合は解析条件で設定している崩壊熱と同等以下となる。燃焼度 33GWd／t の場合は，解析条件と最確条件は同等であることから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。また，33GWd／t 未満の場合は，原子炉からサプレッション・プールに流出する蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下は緩和される。また，同様に格納容器
圧力及び雰囲気温度並びにサプレッション・プール水位及びサプレッ
2.3.2-22

ション・プール水温度の上昇は遅くなることから，評価項目とな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，炉心流量及びドライウェル雰
囲気温度は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，事象進展に与える影響は小さいことから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
機器条件の低圧代替注水系（可搬型）及び残留熱除去系（低圧注水系）は，それぞれ注水流量 0m３ ／h〜110m３ ／h（0MPa［dif］〜1.4MPa［dif］）及び 0m ３ ／h〜1,676m ３ ／h（0MPa［dif］〜1.55MPa［dif］）の場合は，解析条件と最確条件は同等であることから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。また，それぞれ注水流量 0m３ ／h〜
110m ３ ／h 未満（0MPa［dif］〜1.4MPa［dif］）及び 0m ３ ／h〜1,676m ３／h 未満（0MPa［dif］〜1.55MPa［dif］）の場合は，注水開始後の原子炉水位の回復が早くなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
（添付資料 2.3.2.4）

ｂ．操作条件
操作条件の不確かさとして，操作に係る不確かさを「認知」，「要員配置」，「移動」，「操作所要時間」，「他の並列操作有無」及び「操作の確実さ」の 6 要因に分類し，これらの要因が運転員等操作時間に与える影響を評価する。また，運転員等操作時間に与える影響が評価項目となるパラメータに与える影響を評価する。評価結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
操作条件の高圧代替注水系の起動操作は，解析上の操作開始時間と2.3.2-23

して，事象発生から 25 分後を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，認知時間及び操作所要時間は，余裕時間を含めて設定
していることから，実態の操作開始時間は解析上の設定よりも若干早まる可能性があるが，状況判断から高圧代替注水系の起動操作までは一連の操作として実施し，同一の運転員による並列操作はないことか
ら，影響はない。
操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水操作）は，解析上の操作開始時間として事象発生か
ら 8 時間 1 分後を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，認知時間及び移動・操作所要時間は，余裕時間を含めて設定していることから，実態の操作開始時間は解析上の操作開始時間より若干早まる可能性があるが，その他の操作と並列して操作を実施する場合
でも，順次実施し所定の時間までに操作を完了できることから影響はない。
操作条件の可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレ
イ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作は，解析上の操作開始時
間として格納容器圧力 279kPa[gage]到達時を設定している。運転員等
操作時間に与える影響として，不確かさ要因により操作開始時間に与える影響は小さく，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等となる。本操作は，解析コード及び解析条件（操作条件を除く。）の不確かさにより，操作開始時間は遅れる可能性があるが，並列して実施する場合がある原子炉水位の調整操作とは異なる運転員による対応が可能であることから，この他の操作に与える影響はない。
操作条件の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水並びに残2.3.2-24

留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作は，解析上の操作開始時間として事象発生から 24 時間 10 分後を設定している。運転員等
操作時間に与える影響として，認知時間及び移動・操作所要時間は，余裕時間を含めて設定していることから，実態の操作開始時間は解析
上の操作開始時間より若干早まる可能性がある。
（添付資料 2.3.2.4）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
操作条件の高圧代替注水系の起動操作は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時間は解析上の操作開始時間よりも早くなる可能性があり，この場合は，原子炉への注水開始が早くなることで，原子炉水位の回復が早くなり，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水操作）は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時間は解析上の操作開始時間より若干早まる可能性があるが，可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水に移行するまでの期間は高圧代替注水系により原子炉注水が確保されていることから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
操作条件の可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレ

イ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時間は解析上の操作開始時間よりも遅くなる可能性があるが，この場合でもパラメータが操作実施基準
2.3.2-25

に到達した時点で開始することで同等の効果が得られ，有効性評価解
析における格納容器圧力の最高値に変わりがないことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
操作条件の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時間は解析上の操作開始時間よりも早くなる可能性があるが，この場合には，格納容器除熱操作の開始が早くなることで格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇は緩和され，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
（添付資料 2.3.2.4）(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。
操作条件の高圧代替注水系の起動操作については，原子炉注水が実施されない場合においても，事象発生 39 分は原子炉水位を燃料有効長頂部以上に維持されることを感度解析により確認しており，起動操作が少なくとも14 分遅れても燃料被覆管の破裂は発生せず，評価項目を満足することから,時間余裕がある。
操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原
子炉注水操作）は，可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の準備完了後に実施するものであり，評価上は余裕時間を確認する
2.3.2-26

観点で事象発生の 8 時間後に準備が完了するものとしており，低圧代替注
水系（可搬型）の準備に要する時間は事象初期の状況判断から 170 分程度であることから，時間余裕がある。
操作条件の可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷
却系（可搬型）による格納容器冷却操作は，事象発生の約 13 時間後に実施するものであり，低圧代替注水系（可搬型）と同じ可搬型代替注水中型ポンプを使用し，評価上は余裕時間を確認する観点で可搬型代替注水中型ポ
ンプの準備完了を事象発生の 8 時間後と想定しており，準備時間が確保できることから，時間余裕がある。
操作条件の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・
プール冷却系）による格納容器除熱操作は，非常用母線の受電後に実施するものであり，評価上は事象発生の 24 時間後に非常用母線の受電が完了する想定としており，準備時間が確保できることから，時間余裕がある。
（添付資料 2.3.2.4，2.3.2.5）

(4)

ま と め
解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作
時間余裕を確認した。この結果，解析コード及び解析条件の不確かさが運転員等操作時間に与える影響等を考慮した場合においても，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。この他，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認できる範囲内において，操作時間には時間余裕がある。

2.3.2-27

2.3.2.4(1)

必要な要員及び資源の評価

必要な要員の評価
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）」の重大事故等対策に必要な災害対策要員（初動）は，「2.3.2.1（3） 炉心損傷防止対策」に示すとおり 24 名である。
「6.2

重大事故等対策時に必要な要員の評価結果」で説明している災害対策要員（初動）の 39 名で対処可能である。
また，必要な参集要員は，「2.3.2.1（3） 炉心損傷防止対策」に示すと
おり 6 名であり，参集要員 72 名に含まれることから対処可能である。

(2)

必要な資源の評価
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）」において，必要な水源，燃料及び電源は，「6.1（2）

資源の評価条件」の条件にて評価を行い，以下のとおりである。
ａ．水源

可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水操作及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納
容器冷却操作については，7 日間の対応を考慮すると，合計約 2,130m ３の水が必要となる。
水源として，西側淡水貯水設備に 4,300m ３ の水を保有していることから，水源が枯渇することはなく，7 日間の対応が可能である。
高圧代替注水系及び残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操
作並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作については，サプレッション・チェンバを水源とすることから，水源が枯渇することは
2.3.2-28

なく，7 日間の対応が可能である。
なお，可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水操作の開始時間が，評価時間の 8 時間から早まった場
合においても全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）と同等の評価結果となるため，水源が枯渇することはなく，7 日間の対応が可能である。
（添付資料 2.3.2.6）

ｂ．燃

料

常設代替交流電源設備による電源供給について，事象発生直後から 7日間の常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 5 台）の運転を想定すると，約 352.8kL の軽油が必要となる。軽油貯蔵タンクには約 800kLの軽油を保有していることから，常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 5 台）による 7 日間の電源供給の継続が可能である。
可搬型代替注水中型ポンプ（2 台）を用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水等について，事象発生直後から 7 日間の可搬型代替注
水中型ポンプ（2 台）の運転を想定すると，約 12.0kL の軽油が必要となる。可搬型設備用軽油タンクには約 210kL の軽油を保有していることから，可搬型代替注水中型ポンプ（2 台）を用いた低圧代替注水系（可搬型）による 7 日間の原子炉注水等の継続が可能である。
緊急時対策所用発電機による電源供給について，事象発生直後から 7日間の緊急時対策所用発電機の運転を想定すると，約 70.0kL の軽油が必要となる。緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンクに約 75kL の軽油を保有していることから，緊急時対策所用発電機による 7 日間の電源供給の継続が可能である。
（添付資料 2.3.2.7）
2.3.2-29

ｃ．電源

重大事故等対策時に必要な負荷は約 4,497W であるが，常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 5 台）の連続定格容量は 5,520kW であることから，必要負荷に対しての電源供給が可能である。
なお必要な負荷には，有効性評価で期待しないが電源供給される不要な負荷も含まれている。
代替の蓄電池の容量については，交流動力電源が復旧しない場合を想定しても，負荷の切離しを行うことなく，事象発生後 24 時間の直流電源の供給が可能である。
緊急時対策所用発電機については，必要負荷に対しての電源供給が可能である。
（添付資料 2.3.2.8）

2.3.2.5

結論

事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）」では，原子炉の出力運転中に全交流動力電源喪失が発生し電動の原子炉注水機能が喪失するとともに，直流電源喪失又は原子炉隔離時冷却系の故障により蒸気駆動の原子炉隔離時冷却系も機能喪失し原子炉注水機能が喪失することで，原子炉水位の低下が継続し，炉心損傷に至ることが特徴である。事故シーケ
ンスグループ「全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）」に対する炉心損傷防止対策としては，初期の対策として常設代替直流電源設備，高圧代替注水系，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧及び可搬型代替注水
中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水手段を整備
し，安定状態に向けた対策として，常設代替高圧電源装置からの給電後の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水手段を整備する。また，格納容2.3.2-30

器の健全性を維持するため，安定状態に向けた対策として可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却手段及び常設代替高圧電源装置からの給電後の残留熱除去系（格納容器ス
プレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱手段を整備している。
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）」の重要
事故シーケンス「外部電源喪失＋直流電源失敗＋高圧炉心冷却失敗（ＴＢＤ）」
について有効性評価を行った。
上記の場合においても，常設代替直流電源設備，高圧代替注水系，逃がし
安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧及び可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水を継続し，可搬型
代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による
格納容器冷却及び常設代替高圧電源装置からの給電後の残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
による格納容器除熱を実施することで，炉心の著しい損傷を防止することができる。
その結果，燃料被覆管温度及び酸化量，原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力並びに格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度は，評価項目を満足している。また，安定状態を維持することができる。
解析コード及び解析条件の不確かさの影響について確認した結果，運転員
等操作時間に与える影響及び評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，対策の有効性が確認できる範囲内において，操作時間余裕について確認した結果，操作が遅れた場合でも一定の余裕がある。
重大事故等対策に必要な要員は，災害対策要員にて確保可能である。また，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
2.3.2-31

以上のことから，事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）」において，常設代替直流電源設備，高圧代替注水系，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧及び可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水，可搬型代替注水中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
びに常設代替高圧電源装置からの給電後の残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱の炉心損傷防止対策は，選定した重要事故シーケンスに対して有効であることが確認でき，事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（ＴＢ
Ｄ，ＴＢＵ）」に対して有効である。

2.3.2-32

凡

２Ｃ 非常 用 ディ ーゼル発電機，２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系デ ィー ゼ ル発 電機

例：安 全機 能 の喪 失を 仮 定す る 設備
：従 属的 に 使用 不能 と なる 設 備

逃が し安 全 弁
（安 全弁 機 能）Ｇ
常設 代替 高圧電源装置（事 象発 生 24 時間は考慮せず）

ター ビン へ

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器Ｇ：評 価上 考 慮し ない 設 備

原子炉建屋
東側接続口

軽油 貯蔵タンク

125V 系 蓄電池
ドラ イウ ェ ル
代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

緊急用 125V 系蓄電池

2.3.2-33

↑

→

①②

緊急用海水
ポンプ（Ａ），（Ｂ）

→

→

※1

①②

→
残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ
(Ｂ)，(Ｄ)

→

②

※2

※1 海へ

←

①②

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

原子 炉建 屋 高所 東側
西側 接続 口 接続 口

①②

←

②

※2

②

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)※1①②↑

サプ レッ シ ョン
・プ ール

①②

可搬 型代 替 注水
中型 ポン プ

※3

②

①②

→

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ(Ａ)，(Ｃ)

→

※3

→

①②

残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ )

←

②
↑

高所 西側
接続 口
常設 低圧 代 替注 水系
ポン プ(Ａ)，(Ｂ)

②
↑

海へ ※2

→

タン クロ ー リ

可搬 型設 備 用軽 油タ ン ク

①

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポ ンプ

海

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽

西側 淡水 貯 水設 備←
常設 高圧 代 替注 水系 ポ ンプ

第 2.3.2−1 図①： 非常 用 ディ ーゼ ル 発電 機 等の 機能 喪 失に 伴い ， 従属 的に 使 用不 能②： 常設 代 替高 圧電 源 装置 は 事象 発生 24 時間 考慮 し ない ため ， 従属 的 に使 用不 能

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）時の重大事故等対策の概略系統図（1／3）（高圧代替注水系による原子炉注水段階）

凡

２Ｃ 非常 用 ディ ーゼル発電機，２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系デ ィー ゼ ル発 電機

例：安 全機 能 の喪 失を 仮 定す る 設備
：従 属的 に 使用 不能 と なる 設 備：評 価上 考 慮し ない 設 備

逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）Ｇ
常設 代替 高圧電源装置（事 象発 生 24 時間は考慮せず）

ター ビン へ

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器

Ｇ

原子炉建屋
東側接続口

軽油 貯蔵タンク

125V 系 蓄電池
ドラ イウ ェ ル
代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

緊急用 125V 系蓄電池

2.3.2-34

↑

←

※1

①②

→

①②

→

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)

緊急用海水ポンプ（Ａ），（Ｂ）

②

※2

→

※1

→

※2

②

②

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)①②←→低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ )←※ 2 台使用

原子 炉建 屋高所 東側
西側 接続 口 接続 口

②
↑

②
↑

海へ ※2

→

タン クロ ー リ

高所 西側
接続 口
常設 低圧 代 替注 水系
ポン プ(Ａ)，(Ｂ)

可搬 型設 備 用軽 油タ ン ク

①

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポ ンプ

海

復水 貯蔵 タ ンク←
常設 高圧 代 替注 水系 ポ ンプ

第 2.3.2−1 図

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

①②
→

①②

※1 海へ

①②

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ
(Ｂ)，(Ｄ)↑

サプ レッ シ ョン
・プ ール

①②

可搬 型代 替 注水 中型 ポ ンプ ※

※3

②

①②

→

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ(Ａ)，(Ｃ)→※3

代替 淡水 貯 槽

西側 淡水 貯 水設 備①： 非常 用 ディ ーゼ ル 発電 機 等の 機能 喪 失に 伴い ， 従属 的に 使 用不 能②： 常設 代 替高 圧電 源 装置 は 事象 発生 24 時間 考慮 し ない ため ， 従属 的 に使 用不 能

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）時の重大事故等対策の概略系統図（2／3）（可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却段階）

凡

２Ｃ非常用ディーゼル発電機，２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ
系ディーゼル発電機

例：安 全機 能 の喪 失を 仮 定す る 設備
：従 属的 に 使用 不能 と なる 設 備

逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）Ｇ

：評 価上 考 慮し ない 設 備

常設代替高圧電源装置
ター ビン へ

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器

Ｇ

原子炉建屋
東側接続口

軽油貯蔵タンク

125V 系蓄電池
ドラ イウ ェ ル
代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

緊急用 125V 系蓄電池

2.3.2-35↑

緊急用海水ポンプ（Ａ），（Ｂ）

→

※1

←

→
残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)

※1 海へ

→

※2

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ )

←

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

可搬 型代 替 注水 中型 ポ ンプ ※※ 2 台使用

原子 炉建 屋高所 東側
西側 接続 口 接続 口

↑

↑

→

可搬 型設 備 用軽 油タ ン ク

①

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポ ンプ

海

復水 貯蔵 タ ンク←

代替 淡水 貯 槽

西側 淡水 貯 水設 備①： 非常 用 ディ ーゼ ル 発電 機 等の 機能 喪 失に 伴い ， 従属 的に 使 用不 能

常設 高圧 代 替注 水系 ポ ンプ

第 2.3.2−1 図

タン クロ ー リ

高所 西側
接続 口
常設 低圧 代 替注 水系
ポン プ(Ａ)，(Ｂ)

海へ ※2

←

→
残留熱除去系
海水系ポン プ(Ｂ)，(Ｄ)↑

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)

※1

※2

※3

サプ レッ シ ョン
・プ ール

→

→

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

残留熱除去系
海水系ポンプ(Ａ)，(Ｃ)→※3

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）時の重大事故等対策の概略系統図（3／3）（残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱段階）凡例：操 作・ 確 認（ 運転 員 ）（解析上の時刻）（0 秒）：プ ラン ト 状態 （解 析 ）：判 断

全交流動力電源喪失
直流電源喪失：解 析上 考 慮し ない 操 作：重 大事 故 等対 応要 員 （現 場 ）の 作業：運 転員 と 重大 事故 等 対応 要 員（ 現場 ）の共 同作 業

原子炉スクラムの確認 ※ １
全交流動力電源喪失及び直流電源喪失の確認 ※ ２（25 分）

主蒸 気隔 離 弁閉 止 ※ ３
及び 逃が し 安全 弁に よ る
原子 炉圧 力 制御 の確 認

再循 環系 ポ ンプ 停止 の 確認

高圧代替注水系の起動操作 ※ ４
使用 済燃 料 プー ルの
冷却
原子炉水位の調整操作（高圧代替注水系） ※５
可搬 型代 替 注水 中型 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

サプレッション・プール水温度
65℃到達（約 8 時間）タン クロ ー リに よる
燃料 給油 操 作

可搬 型代 替 直流 電源
装置 によ る 非常 用直流母 線へ の 給電 操作

逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作 ※ ７

Ⅱ

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

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

可搬型代替注水中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 操作
・可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代
替注 水系 （ 可搬 型） に よる 原 子炉 注水 操 作
・消 火系 に よる 原子 炉 注水 操 作

電源 確保 操 作対 応Ⅰ

原子炉水位が燃料有効長頂部以上に回復

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
緊急 用母 線 の受 電操 作

格納容器圧力279kPa[gage]到達

可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ
冷却系（可搬型）による
格納容器冷却操作（約 24 時間） 残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水並びに残留熱除去
系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作 ※ １ ３

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 ）可搬型代替注水中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 却操 作
・可搬型 代 替注 水 大型 ポン プ を用 いた 格 納容 器ス プ レイ
冷却 系（ 可 搬型 ）に よ る格 納 容器 冷却 操 作
・消 火系 に よる 格納 容 器冷 却 操作

緊急 用母 線 から の非常 用母 線 の受 電操 作

Ⅳ
可搬型代替低圧電源車によ る受 電 操作

Ⅲ
緊急用海水系又は代 替 残留 熱 除去 系海 水 系を 用い た 残留 熱除 去 系（ 低 圧注 水系）による原子炉注 水 並び に 残留 熱除 去 系（ 格納 容 器ス プレ イ 冷却 系 ）又 は残留熱除去系（サプ レ ッシ ョ ン・ プー ル 冷却 系） に よる 格納 容 器除 熱 操作

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 は残留熱除去 系（サプ レッション・プ ール冷却系）による 格納容器除熱 を継続す る。また，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。

※１

Ⅴ

代替 循環 冷 却系 によ る 格納 容 器除 熱操 作 ，常 設低 圧 代替 注水 ポ ンプ を用 い た代 替 格納 容器
スプ レイ 冷 却系（ 常 設 ）及 び可 搬 型代 替 注水 中型 ポ ンプ 又は 可 搬型 代 替注 水大 型 ポン プを用い た代 替 格納 容器 ス プレ イ 冷却 系（可 搬型 ）によ る 格納 容 器冷 却操 作 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 操 作

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
技術 基準 上 の全 ての 要 求事 項 を満 たす こ とや 全て の プラ ント 状 況に お いて 使用 す るこ とは 困 難で ある が ，プ ラ ント 状況 に よっ ては ， 事故 対応 に 有効 な 設備 となる 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） 及 び消 火系 （ ディ ーゼ ル 駆動 ）に よ る原 子 炉注 水も 実 施可 能で あ る。
Ⅱ
常設 代替 直 流電 源設 備 が使 用 でき ない 場 合は ，可 搬 型代 替直 流 電源 装 置に より 非 常用 直流 母 線へ 受電 す る。
Ⅲ
電源 容量 に より 使用 で きる 設 備が 限ら れ るが ，常 設 代替 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
技術 基準 上 の全 ての 要 求事 項 を満 たす こ とや 全て の プラ ント 状 況に お いて 使用 す るこ とは 困 難で ある が ，プ ラ ント 状況 に よっ ては ， 事故 対応 に 有効 な 設備 となる 代替 注 水大 型ポ ン プを 用 いた 格納 容 器ス プレ イ 冷却 系（ 可 搬型 ） 及び 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 系及 び代 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 。
技術 基準 上 の全 ての 要 求事 項 を満 たす こ とや 全て の プラ ント 状 況に お いて 使用 す るこ とは 困 難で ある が ，プ ラ ント 状況 に よっ ては ， 事故 対応 に 有効 な 設備 となる 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。

直流 電源 喪失 時に は， 平均出 力領 域計装 等に よる 原子 炉
スク ラム 確認 は でき ない が， 直 流電 源喪 失に 伴い スク ラ
ムパ イロ ット 電 磁弁 が無 励磁 と なり 原子 炉ス クラ ムが 発生す る。 また ， 原子 炉ス クラ ム に失 敗し てい る場 合は ，Ⅵ
炉心 での 蒸気 発 生量 が多 くな り 圧力 設定 点の 高い 逃が し
代替 循環 冷 却系 によ る 格納 容 器除 熱， 常 設低 圧代 替 注水 ポン プ を用 い た代 替格 納 容器 スプ レ イ冷 却系 （ 常設 ） 及び 可搬 型 代替 注水 中 型ポ ンプ を 用い た 代替 格
安全 弁が 作動 し ，ま た作 動頻 度 も高 くな るこ とか ら， 原
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。
子炉 圧力 （Ｓ Ａ ）を 監視 する こ とで 原子 炉ス クラ ムの 成
技術 基準 上 の全 ての 要 求事 項 を満 たす こ とや 全て の プラ ント 状 況に お いて 使用 す るこ とは 困 難で ある が ，プ ラ ント 状況 に よっ ては ， 事故 対応 に 有効 な 設備 と功／失敗を推定できる。
なる 代替 注 水大 型ポ ン プを 用 いた 格納 容 器ス プレ イ 冷却 系（ 可 搬型 ）， 消火 系 及び 補給 水系 に よる 格納 容 器冷 却 も実 施可 能 であ る。
※２ 直流 電源 喪失 は， 中央 制御室 にて ，照明 の消 灯， 非常 用
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 。
ディ ーゼ ル発 電 機の 機器 ラン プ 表示 ，機 器故 障警 報， 非常用交流母線電圧，直流母線電圧等により判断する。
また ，全 電源 喪失 を確 認し， 早期 の電源 回復 不能 と判 断する。
※３ 主蒸気隔離弁は制御電源が喪失することで閉となる。
※４ 高圧代替注水系の起動操作は以下により判断し，高圧代替注水系に必要な負荷の電源切替えを実施してから高圧 代 替注 水系 を起 動 する 。
・全電源喪失※５ 高圧代替注水系により，原子炉水位を原子炉水位低（レ ベル ３ ）設 定点 か ら原 子炉 水 位高 （レ ベ ル８ ） 設定 点の 間 に維 持す る 。
※６ 全交流動力電源喪失に伴う低圧注水機能喪失を確認した 場合 は ，速 やか に 可搬 型代 替 注水 中型 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中型ポ 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 原 子炉 注 水可 能な 系統 又は 低 圧代 替注 水系 1 系 統以 上起 動 でき ，逃が し 安全 弁（自 動 減圧 機能）に必要な電源の切替え操作が完了した後に原子炉減 圧 操 作を 実 施 す る 。 実際 の 操 作 では ， 原 子 炉 圧力 が 低 下 し 可 搬型 代 替 注 水中 型 ポ ン プ を用 い た 低 圧 代 替注 水 系 （ 可搬 型 ） に よ る原 子 炉 注 水 が 開始 さ れ た 後に 高 圧 代 替 注水 系が停止するが，可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧 代替 注 水系 （ 可搬 型） の 原子 炉水 位 回復 性能 を 確認 す る観 点で ， 原子 炉減 圧 開始 と同時 に高 圧 代替 注水 系 は停 止す る 想定 とし て いる 。
※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γ線線量率が，設計 基準 事故 に おけ る 原子 炉冷 却 材喪 失時 の 追加 放出 量 に相 当 する 指示 値 の 10 倍 以上 と なっ た場 合
なお，格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）及び（Ｓ ／Ｃ ） によ る 炉心 損傷 発 生の 判断 が でき ない 場 合は ， 原子 炉圧 力 容器 温度 に より 判断 す る。
※１０ 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 おそ 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，以下のいずれかにより判断する。
・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燃料有効 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。
※１２ 可搬型代替注水中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 。
※１３ 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 は残 留 熱除 去系（サ プ レッ ショ ン・プ ール 冷却系）に切り替える。

第 2.3.2−2 図

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）の対応手順の概要
2.3.2-36

全 交流 動力 電 源喪 失 （Ｔ ＢＤ ， ＴＢ Ｕ ）経過 時 間（ 分）0

実施箇所・必要要員数

10

20

30

40

50

60

70

80

90

100

110

120

備 考

事象 発生

【 】は他作業後移動してきた要員

原子 炉ス ク ラム
プラ ント 状 況判 断

責任者

当直発電長

1人

中央監視
運転操作指揮25分

操作項目

乾電池式 内蔵型 照
明の準備

高 圧 代替 注水 系に よ る原 子炉 注 水 開始

操作の内容
補佐

当直副発電長1人

運転操作指揮補佐

指揮者等

災害対策要員
（指揮者等）

4人

初動での指揮発電所内外連絡

当直運転員(中央制御室)

当直運転員
(現場)

重大事故等対応要員
(現場)

2人
A，B

3人
C,D,E

−

●乾電池内蔵型照明（ヘッドライト等）の準備

1分● 原子 炉ス ク ラム の 確認
● ター ビン 停 止の 確 認状 況判 断

2人
A，B

−

−

10 分

●全電源喪失の確認●再循 環 系ポ ンプ 停 止の 確 認●主蒸気隔離弁閉止及び逃がし安全弁（安全弁機能）による原子炉圧力制御の確認

中央制御室からの高圧代替注水
系 起動 操作
電源確保操作対応
原子炉水位の調整 操作（高 圧代 替
注 水系 ）
可搬型代 替注水 中型ポンプ を用い た
低圧代替注水系（可搬型 ）の起 動
準備操作●高圧代替注水系による原子炉注水に必要な負荷の電源切替操作

4分

【1人】
A

−

−

−

2人
a,b

● 電源 回復 操 作

【1人】
A

−

−

● 高圧代替注水系による原子炉注水の調整操作

−

−

8人
c〜j

● 可搬 型代 替 注水 中 型ポ ンプ の 移動 ， ホ ー ス敷 設 等 の操作

170 分

−

3人
C,D,E

3人
k,l,m

●可搬型代替注水中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系統構成操作

125 分

−
●高圧代替注水系による原子炉注水の系統構成操作及び起動操作

6分

適宜 実施

第 2.3.2−3 図

原子 炉水 位 を原 子炉 水位 低 （レ ベル ３ ） 設定 点か ら 原子 炉水 位高 （ レベ ル８ ） 設 定点 の間 に 維持

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）の作業と所要時間（1／2）

2.3.2-37

解 析上 考慮 し ない

全 交流 動力 電 源喪 失 （Ｔ ＢＤ ， ＴＢ Ｕ ）経過 時 間（ 時間 ）
4

8

12

16

20

24

28

32

36

40

備 考

実施箇所・必要要員数【 】は他作業後移動してきた要員

操作項目

8時間 1分

操作の内容

原子 炉減 圧開 始
約13時間

格納 容器 圧力 279kPa[gage]到 達

24時 間

原 子 炉 水 位の 調 整 操 作（高圧代替注水系）

当直運転員（中央制御室）

当直運転員
（現場）

重大事故等対応要員
（現場）

【1人】
A

−

−

可 搬 型 代 替注 水 中 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

−

−

−

−

−

3人
C,D,E

タ ン ク ロ ーリ に よ る 燃
料給油操作

−

−

逃 が し 安 全弁 （ 自 動 減圧 機 能 ） の手 動 に よ る
原子炉減圧操作【1人】
B−

原 子 炉 水 位の 調 整 操 作(低圧代替注水系（可搬
型）)

−

【2人】
C,D

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

8人
c〜j
【2人 】
c,d
3人
k,l,m
2人
（参 集 ）

2人
（参集）

−

−

−

【 1人 】
E

【1人 】
k
【3人 】
k,l,m

可搬 型 代 替注 水 中型 ポ
ンプ を 用 いた 代 替格 納
容器スプレイ冷却系（可 搬 型 ）に よ る格 納
容器冷却操 作−

常 設 代 替 高圧 電 源 装 置に よ る 緊 急用 母 線 の 受
電操作

【1人】
B

−

−

常 設 代 替 高圧 電 源 装 置に よ る 非 常用 母 線 の 受
電操作

【1人】
B

−

−

残留 熱 除 去系 （ 低圧 注
水系 ） に よる 原 子炉 注
水操 作 並 びに 残 留熱 除
去系 （ 格 納容 器 スプ レ
イ冷 却 系 ）又 は 残留 熱除去 系 （ サプ レ ッシ ョン・ プ ー ル冷 却 系） による格納容 器除熱 操 作

24 時間 10 分
原 子炉 水位 を 原子 炉 水位 低（ レベ ル ３）
設 定 点 か ら原 子 炉 水位 高 （ レ ベル ８）
設 定点 の間 に 維持

● 高圧 代替 注 水系 に よる 原子 炉 注水 の 調 整 操作

170 分

●可搬型代替注水中型ポンプの移動，ホース敷設等の操作

起動 後， 適 宜監 視

●可搬型代替注水中型ポンプの起動操作●可搬型代替注水中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系
統構成操作

125 分
90 分

●可搬型設備用軽油タンクからタンクローリへの給油操作

適宜 実施●可搬型代替注水中型ポンプへの給油操作●逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧に必要な負荷の電源切替操作

4分●逃がし安全弁（自動減圧機能）7個の手動開放操作

1分

2人（参 集 ）

【1人】
A

−

−

【1人】
C

【1人】
（参集）

【1人】
A

−

−

2人
A,B

3人
C,D,E

●可搬型代替注水中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調整操作

タン ク ロ ーリ 残 量に 応じて適 宜 軽 油タ ン クか ら給油●非常用母線の受電準備操作(中央制御室）

系統 構成 後 ，適 宜流 量調 整
30 分
185 分

●非常用母線の受電準備操作(現場）●可搬型代替注水中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
納容器冷却の系統構成操作

175 分●可搬型代替注水中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
納容器冷却の調整操作

系統 構成 後 ，適 宜流 量調 整

●常設代替高圧電源装置2台の起動操作及び緊急用母線の受電操作

4分●常設代替高圧電源装置3台の追加起動操作

8分●非常用母線の受電操作

9分●残留熱除去系海水系の起動操作

4分●残留熱除去系（低圧注水系）の起動操作

2分−
原子炉水位高（レベル８）設定点にて格納容器スプレイ又はサプレッショ
ン・ プ ール 冷却 開始 へ の切 替 操作 を実 施 し， 原子 炉 水位 低（ レベ ル３ ）設定
点に て 原子 炉注 水 へ の切替 操 作 を実施●残留 熱 除去 系（低圧注水系）に よる 原子 炉 注水 並びに残留 熱 除去 系（格納容器スプ
レイ冷却系）又は残 留熱 除 去系 （サプレッション・プール冷却系）に よる 格 納 容 器
除熱 の交互運転操作●可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作

解析上考慮 しない
スロッシ ングに よる水 位低下があ る場合 は代替 燃料プール 冷却系 の起動 までに実施す る

適宜 実 施使 用 済 燃 料プ ー ル の 冷却操作

必要要員合計残 留熱 除去 系 によ る原 子炉 注水及び 格納 容 器除 熱

−

【1人】
B

【 1人 】
E

非 常用 母線 受電●緊急用海水系による海水通水の系統構成操作及び起動操作

20 分●代替燃料プール冷却系の起動操作

15 分

13人 a〜 m及び 参 集6人

第 2.3.2−3 図

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）の作業と所要時間（2／2）

2.3.2-38

解析上考慮 しない
約25時間 後まで に実施 する主蒸気隔離弁閉止による原子炉圧力上昇（最高値：約 8.16MPa[gage]）10

高圧代替注水系の起動／停止により炉内の蒸気発生量が増減するため，圧力の低下／上昇を繰り返し，圧力上昇時は逃がし安全弁（安全弁機能）の開閉により圧力は制御される（原子炉への注水中は原子炉圧力が降下し，崩壊熱の減少に伴い，圧力の低下幅が大きくなる）
逃がし安全弁（自動減圧機能）
7 個による手動減圧（約 8 時間）

8

原子炉圧力

原子炉圧力

6

(MPa[abs])（MPa[abs]）

4

2

0
0

2

4

6

8

10

12

14

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH5FR000

第 2.3.2−4 図

原子炉圧力の推移

20

原子炉水位（シ ュラウド内外水 位）

原子炉水位（シュラウド内外水位）

シュラウド内（炉心上部プレナム）

15

高圧代替注水系の起動／停止による
原子炉水位の維持
レベル 8
レベル 3

シュラウド外レベル 2

シュラウド内（高出力燃料集合体）

10

レベル 1
燃料有効長頂部

原子炉減圧による蒸気流出に伴う水位低下（約 8 時間）

5

注水開始後
徐々に水位が回復

燃料有効長底部

シュラウド内炉心下部プレナム

（ｍ）
(m)
0
0

2

4

6

8

10

12

14

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH5FR000

第 2.3.2−5 図

原子炉水位（シュラウド内外水位）の推移 ※※：シュラウド内外水位はボイドを含む場合は，二相水位を示している。

2.3.2-39

1000

800

注水流量

注水流量

600

(m ３ ／h)
400（m3/h）

可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系(可搬型)による注水（原子炉水位低（レベル３）から原子炉水位高（レベル８）の間に維持するよう注水）

高圧代替注水系による注水（原子炉水位
低（レベル３）から原子炉水位高（レベル８）の間に維持するよう注水）

200

0
0

2

4

6

8

10

12

14

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH5FR000

第 2.3.2−6 図

注水流量の推移

5000

逃がし安全弁(自動減圧機能)
7 個開放による原子炉減圧（約 8 時間）

4000

蒸気流量

蒸気流量

3000

(t／h)
2000
（t/h）
逃がし安全弁（安全弁機能）（原子炉圧力制御）

1000

0
0

2

4

6

8

10

12

14

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH5FR000

第 2.3.2−7 図

逃がし安全弁からの蒸気流量の推移

2.3.2-40

500

原子炉圧力 容器内の保有水 量

原子炉圧力容器内の保有水量（ｔ）(t)

逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個作動による水量減少（減圧と同時に高圧代替注水 可搬型代替注水中型ポンプを用いた
低圧代替注水系（可搬型）の系が停止することを想定）（約 8 時間）
起動／停止による水量増減400

高圧代替注水系の起動／停止による水量増減

300

200

100

可搬型代替注水中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開始による水量回復

0
0

2

4

6

8

10

12

14

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH5FR000

第 2.3.2−8 図

原子炉圧力容器内の保有水量の推移

1200（最高値：初期値（約 309℃）以下にとどまる）

1000

燃料被覆管温度

燃料被覆管温度

（℃）
(℃)

800

600
原子炉圧力変化に応じて飽和温度が変化し，燃料被覆管温度もこれに追従して変化を繰り返す

400

原子炉減圧による飽和温度の低下（約 8 時間）

200

0
0

2

4

6

8

10

12

14

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH5FR000

第 2.3.2−9 図

燃料被覆管温度の推移

2.3.2-41

1.0E+6
核沸騰冷却（再冠水後）

核沸騰冷却（ボイド率に対応した値）

1.0E+5

熱伝達係数

熱伝達係数

1.0E+4

1.0E+3
ボイド率増加に伴う熱伝達係数低下

２
(W／(m
・K))
2･K)）
（W/(m
1.0E+2

1.0E+1

1.0E+0
0

2

4

6

8

10

12

14

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH5FR000

第 2.3.2−10 図

燃料被覆管最高温度発生位置における熱伝達係数の推移

1.2
可搬型代替注水中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開始によるボイド率増加

1

ボイド率

ボイド率

0.8
原子炉減圧に伴うボイド率増加（約 8 時間）

0.6

高圧代替注水系の起動／停止に伴うボイド率増減

(−)
（−）
0.4

可搬型代替注水中型ポンプを用いた
低圧代替注水系（可搬型）の起動／停止によるボイド率増減

0.2

0
0

2

4

6

8

10

12

14

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH5FR000

第 2.3.2−11 図

燃料被覆管最高温度発生位置におけるボイド率の推移

2.3.2-42

1.2

1

可搬型代替注水中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開始によるボイド率増加

ボイド率
ボイド率

0.8
原子炉減圧に伴うボイド率増加（約 8 時間）

0.6

（−）
(−)

高圧代替注水系の起動／停止に伴うボイド率増減

0.4
可搬型代替注水中型ポンプを用いた
低圧代替注水系（可搬型）の起動／停止によるボイド率増減

0.2

0
0

2

4

6

8

10

12

14

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH5FR000

第 2.3.2−12 図

高出力燃料集合体のボイド率の推移

1.2

1

ボイド率

ボイド率

0.8

0.6

（−）(−)
原子炉減圧に伴うボイド率増加（約 8 時間）

0.4

0.2

0
0

2

4

6

8

10

12

14

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH5FR000

第 2.3.2−13 図

炉心下部プレナム部のボイド率の推移

2.3.2-43

10000
GEMP731
ORNL3626
ORNL3626(照射)燃 料被 覆管 の最 高温 度 及 び
円周方向応力の最高値

GEMP683
GEVNC(0.56℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(2.8 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(5.6 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(0.56℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

1000

GEVNC(2.8 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

周
方
向
の
応
力

GEVNC(5.6 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

円 周 方 向 の 応 力

円

NUREG-0630,DATA F(ORNL)NUREG-0630,DATA H(KfK FABIOLA)NUREG-0630,DATA I(ORNL)NUREG-0630,DATA J(KfK)
KfK(0.8〜1.6K/s)(REBEKA Single Rod)JNES(内圧破裂試験)

100

NFI他(内圧破裂試験)

ベストフィット曲線
平均値−２σ曲線

2) ２
(N/mm
(N／mm
)

10

1
0

100

200

300

400

500

600

700

800

900

1000

1100

1200

1300

1400

1500

1600

燃 料 被 覆 管 温 度 (℃)

第 2.3.2−14 図

燃料被覆管破裂が発生した時点の燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係

2.3.2-44

0.8

原子炉減圧に伴う格納容器圧力の上昇

ドライウェルサプレッション・チェンバ

最高値：約 0.28MPa[gage]（約 13 時間）
格納容器圧力

格
納
容
器
圧
力

0.6

格納容器圧力 279kPa[gage]到達にて可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格
納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却を実施（約 13 時間）
原子炉注水の起動／停止の繰り返しに伴う蒸気発生量の増減により，格納容器への放熱量が変動しサプレッション・チェンバ圧力が変動する。また，ベント
管真空破壊装置の作動によりドライウェル圧力もこれに追従する。
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
作動による圧力低下（約 24 時間）

0.4(MPa[gage])(MPa[gage])

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による圧力上昇の抑制（13.7kPa[gage]到達時）
ベント管の水没長さ分の水頭圧によるドライ
ウェルとサプレッション・チェンバの圧力差

0.2

0.0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TB--GH44001

第 2.3.2−15 図

格納容器圧力の推移

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）への切替後，原子炉
圧力容器からの放熱の影響により上昇傾向となるが，原子炉減圧後の原子炉圧力容器温度より若干低い温度（100℃程度）で平衡状態となる
300

原子炉減圧に伴い，原子炉内の蒸気が流入することによる温度上昇
格納容器雰囲気温度

格
納
容
器
雰
囲
気
(℃)
温
度

ドライウェルサプレッション・チェンバ

可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）作動による圧力上昇の抑制
ドライウェル雰囲気温度は，原子炉注水の起動／停止の繰り返しに伴う蒸気発生量の増減に伴い，格納容器への放熱量が変動することから上下する。
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
作動による温度低下（約 24 時間）

200

100

（℃）

最高値：約 141℃（約 24 時間）

0
0

24

48

72

96

120

144

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TB--GH44001

第 2.3.2−16 図

格納容器雰囲気温度の推移

2.3.2-45168

20

可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）作動（約 13 時間）
サ プ レ ッ シ ョ ン ・プ ー ル 水 位

ル水位

ベントライン（約 15m）

15通常水位＋6.5m（約 13.5m）
通常水位＋5.5m（約 12.5m）
可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）停止

10

ー

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ

5

低圧代替注水（可搬型）による外部水源を用いた原子炉注水により逃がし安全弁を介し原子炉内の蒸気が流入するため水位が上昇

(m)

(m)

0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TB--GH44001

第 2.3.2−17 図

サプレッション・プール水位の推移

300

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）作動による温度低下（約 24 時間）
最高値：約 138℃
（約 23 時間）

200ー

サプレッション・プール水温度

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ

可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）作動（約 13 時間）

ル
水
温度

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）作動による温度低下

100(℃)

逃がし安全弁を介し原子炉内の蒸気が流入することで水温が上昇

(℃)
0
0

24

48

72

96

120

144

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TB--GH44001

第 2.3.2−18 図

サプレッション・プール水温度の推移

2.3.2-46168

第 2.3.2−1 表
操作及び確認
原子炉スクラム及び全電源喪
失の確認

2.3.2-47

高圧代替注水系の起動操作

原子炉水位の調整操作（高圧代替注水系）

電源確保操作対応
可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）時における重大事故等対策について（1／4）
手順・外部電源が喪失するとともに，直流電源喪失に伴い非常用ディーゼル発電機等が全て機能喪失することで，全電源喪失となり，原子炉はスクラムするが，直流電源喪失により平均出力領域計装等による確認ができないため，原子炉圧力の推移及び逃がし安全弁の動作状況等により原子炉の停止状態を確認する。
・全電源喪失により，早期の電源回復不能と判断する。
・全電源喪失に伴う高圧注水機能喪失の確認
後，高圧代替注水系に必要な負荷の電源切替えを実施し，高圧代替注水系を起動する。

・高圧代替注水系の起動により，原子炉注水が開始され，原子炉水位が回復したことを確認する。
・原子炉水位回復後は，原子炉水位を原子炉
水位低（レベル３）設定点から原子炉水位
高（レベル８）設定点の間に維持する。
・直流電源の回復操作を実施する。
・外部電源の回復操作を実施する。
・全電源喪失に伴う低圧注水機能喪失の確認後，可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水準備を開始する。
＊

常設設備
逃がし安全弁（安全弁機能） ＊

重大事故等対処設備
可搬設備
計装設備
−
原子炉圧力（ＳＡ）
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧 ＊Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧 ＊緊急用Ｍ／Ｃ電圧

高圧代替注水系
サプレッション・
チェンバ ＊
緊急用 125V 系蓄電池
高圧代替注水系
サプレッション・
チェンバ ＊
緊急用 125V 系蓄電池−

高圧代替注水系系統流量−

原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
高圧代替注水系系統流量

−

−

−

西側淡水貯水設備

可搬型代替注水中型ポンプ−：有効性評価上考慮しない操作
既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 2.3.2−1 表
操作及び確認

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）時における重大事故等対策について（2／4）
手順

重大事故等対処設備
可搬設備
計装設備
−
サプ レッ ション・プ ール水温度＊
原子炉圧力（ＳＡ）
ドライウェル雰囲気温度 ＊格 納容器 雰囲気放射線 モニ タ
（Ｄ／Ｗ） ＊
格 納容器 雰囲気放射線 モニ タ（Ｓ／Ｃ） ＊

2.3.2-48

常設設備
逃がし安全弁（自動減圧機能） ・全電源喪失の確認後，逃がし安全弁（自動 逃 が し 安 全 弁 （ 自の手動による原子炉減圧操作減圧機能）の手動による原子炉減圧操作に 動減圧機能） ＊非常用窒素供給系
必要な負荷の電源切替えを実施する。
・サプレッション・プール水温度がサプレッ 高圧窒素ボンベ
ション・プール熱容量制限（原子炉が高圧 緊急用 125V 系蓄電の場合は 65℃）に到達したことを確認する。 池・可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代
替注水系（可搬型）の起動準備操作及び逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作に必要な電源の切替操作が完了した後に，逃がし安全弁（自動減圧機
能）7 個を手動開放することにより，原子炉減圧を実施する。
・原子炉水位が燃料有効長頂部を下回った場
合は，炉心損傷がないことを継続的に確認する。
原子炉水位の調整操作（低圧代 ・原子炉減圧により可搬型代替注水ポンプを
西側淡水貯水設備
可搬型代替注 原子炉水位（ＳＡ広帯域）
替注水系（可搬型））
用いた低圧代替注水系（可搬型）からの原
水中型ポンプ 原子炉水位（ＳＡ燃料域）
子炉注水が開始され，原子炉水位が回復す
低 圧代替 注水系原子炉 注水 流ることを確認する。
量・原子炉水位回復後は，原子炉水位を原子炉
高圧代替注水系系統流量
水位低（レベル３）設定点から原子炉水位
原子炉圧力（ＳＡ）
高（レベル８）設定点の間に維持する。
・高圧代替注水系が停止したことを確認する。
タ ン ク ロ ー リ に よ る 燃 料 給 油 ・タンクローリにより可搬型代替注水設備用 可 搬 型 設 備 用 軽 油 タンクローリ −操作
軽油タンクから可搬型代替注水中型ポンプ タンクに燃料給油を実施する。
＊ 既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 2.3.2−1 表
操作及び確認

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）時における重大事故等対策について（3／4）
手

順

常設設備
西側淡水貯水設備

2.3.2-49

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

・格納容器圧力が 279kPa[gage]又はドライウ
ェル雰囲気温度がドライウェル設計温度である 171℃に近接したことを確認する。
・可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格
納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格
納容器冷却操作を実施する。

常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作

・外部電源喪失の確認後，常設代替高圧電源
装置から緊急用母線を受電する。

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作

・早期の電源回復不能の確認後，常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作を実施する。
・常設代替高圧電源装置による緊急用母線受 常 設 代 替 高 圧 電 源
電操作及び非常用母線の受電準備操作の完 装置
了後，非常用母線２Ｃ及び２Ｄを受電する。 軽油貯蔵タンク

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作＊

常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク−

重大事故等対処設備
可搬設備
計装設備
可搬型代替注 ドライウェル圧力 ＊水中型ポンプ ドライウェル雰囲気温度 ＊サ プレッ ション・チェ ンバ 圧
力＊
低 圧代替 注水系格納容 器ス プ
レイ流量
サプレッション・プール水位 ＊−
緊急用Ｍ／Ｃ電圧−−−

Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧 ＊Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧 ＊：有効性評価上考慮しない操作
既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 2.3.2−1 表
操作及び確認

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）時における重大事故等対策について（4／4）
手順・非常用母線の受電後，残留熱除去系海水系の起動操作を実施する。
・可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代
替注水系（可搬型）による原子炉注水及び可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格
納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格
納容器スプレイを停止する。
・残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉
注水並びに残留熱除去系（格納容器スプレ
イ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作を実施する。

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による冷温停止操作

・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。

使用済燃料プールの冷却操作

・代替燃料プール冷却系等を用いて使用済燃料プールへの注水及び冷却を実施する。

2.3.2-50

残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作＊

常設設備
残留熱除去系（低圧注水系） ＊
サプレッション・
チェンバ ＊
残留熱除去系（格
納容器スプレイ冷却系） ＊残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系） ＊残留熱除去系海水系＊
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系） ＊残留熱除去系海水系＊
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク−

重大事故等対処設備
可搬設備
計装設備
−
原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域）
残留熱除去系系統流量 ＊残 留熱除 去系海水系系 統流 量＊

低 圧代替 注水系原子炉 注水 流量
サ プレッ ション・チェ ンバ 圧
力＊
ドライウェル圧力 ＊サ プレッ ション・プー ル水 温度＊−

原子炉圧力 ＊
原子炉圧力（ＳＡ）
残留熱除去系系統流量 ＊−−：有効性評価上考慮しない操作
既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 2.3.2−2 表
項

主要解析条件（全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ））（1／7）

初期条件

2.3.2-51目

主要解析条件

解析コード

原子炉側：ＳＡＦＥＲ
格納容器側：ＭＡＡＰ

本重要事故シーケンスの重要現象を評価できる解析コード

原子炉熱出力3,293MW

定格熱出力を設定

原子炉圧力（圧力容器ドーム部）

6.93MPa[gage]

定格圧力を設定

原子炉水位

通常運転水位（セパレータスカ
ート下端から＋126cm）

通常運転水位を設定

炉心流量48,300 t／h

定格流量を設定

炉心入口温度

約 278℃

熱平衡計算による値

炉心入口サブクール度

約 9℃

熱平衡計算による値

燃料

９×９燃料（Ａ型）

燃料棒最大線出力密度44.0kW／m

原子炉停止後の崩壊熱

ANSI／ANS-5.1-1979（燃焼度 33GWd／t）

格納容器圧力5kPa[gage]

格納容器雰囲気温度

57℃

条件設定の考え方

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（通常運転時においてサイクル末期の炉心平均燃焼度が 33GWd／t 以下となるよう燃料を配置する。）
初期の燃料棒線出力密度が大きい方が燃料被覆管温度の観点で厳しい設定となるため，保安規定の運転上の制限における上限値を設定
崩壊熱が大きい方が原子炉水位低下及び格納容器圧力上昇の観点で厳しい設定となるため，崩壊熱が大きくなる燃焼度の高い条件として，1 サイクルの運転期間（13 ヶ月）に調整運転期間（約 1 ヶ月）を考慮した運転期間に対応する燃焼度を設定
格納容器圧力の観点で厳しい高めの設定として，通常運転時の圧力を包含す
る値を設定
ドライウェル内ガス冷却装置の設計温度を設定

第 2.3.2−2 表
項目

主要解析条件（全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ））（2／7）
主要解析条件

条件設定の考え方

初期条件
事故条件

2.3.2-52

格納容器体積5,700m３（ドライウェル）空間部：4,100m３
格納容器（サプレッション・チェンバ） 気相部：3,300m３
サプレッション・プール
6.983ｍ
水位（通常水位−4.7cm）
サプレッション・プール
32℃
水温度
ベント管真空破壊装置
3.45kPa（ドライウェル−サプレ
作動差圧ッション・チェンバ間差圧）

サプレッション・プールでの圧力抑制効果が厳しくなる少なめの水量として，保安規定の運転上の制限における下限値を設定
サプレッション・プールでの圧力抑制効果が厳しくなる低めの水位として，
保安規定の運転上の制限における下限値を設定
サプレッション・プールでの圧力抑制効果が厳しくなる高めの水温として，保安規定の運転上の制限における上限値を設定

外部水源の水温35℃

格納容器スプレイによる圧力抑制効果の観点で厳しい高めの水温として，年間の気象条件変化を包含する高めの水温を設定

起因事象

外部電源喪失送電系統又は所内主発電設備の故障等による外部電源喪失を設定

安全機能の喪失に対する仮定

125V 系蓄電池，非常用ディーゼ
ル発電機等及び原子炉隔離時冷却系の機能喪失

125V 系蓄電池，非常用ディーゼル発電機等及び原子炉隔離時冷却系の機能喪失を設定
なお，交流動力電源は 24 時間使用できないことを想定し，この期間は交流
動力電源の復旧及び代替交流動力電源に期待しない

外部電源

外部電源なし起因事象として，外部電源喪失を想定

設計値を設定設計値を設定第 2.3.2−2 表
項

主要解析条件（全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ））（3／7）

重大事故等対策に関連する機器条件

2.3.2-53目

主要解析条件

条件設定の考え方

原子炉スクラム

原子炉水位低（レベル３）信号（遅れ時間：1.05 秒）

原子炉水位低下を厳しくする観点で，外部電源喪失に伴うタービン蒸気加減弁急閉及び原子炉保護系電源喪失による原
子炉スクラムについては保守的に考慮せず，原子炉水位低（レベル３）による原子炉スクラムを設定

主蒸気隔離弁事象発生と同時に閉止

外部電源喪失により制御電源である原子炉保護系電源が喪失し閉止することから，事象発生と同時の主蒸気隔離弁閉を設定

再循環系ポンプ

事象発生と同時に停止

外部電源喪失により駆動電源が喪失し全台停止することから，事象発生と同時の再循環系ポンプ停止を設定

第 2.3.2−2 表
項目

主要解析条件（全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ））（4／7）
主要解析条件

条件設定の考え方

2.3.2-54

重大事故等対策に関連する機器条件（原子炉圧力制御時）
設計値を設定安全弁機能
なお，安全弁機能は逃がし弁機能に比べて原子炉圧力が高め
7.79MPa［gage］×2 個，385.2t／h（1 個当たり） に維持され，原子炉減圧操作時に原子炉圧力が所定の圧力に8.10MPa［gage］×4 個，400.5t／h（1 個当たり） 到達するまでの時間が遅くなるため，事象発生初期において8.17MPa［gage］×4 個，403.9t／h（1 個当たり） 高圧注水機能が喪失し低圧注水機能を用いて原子炉注水操
8.24MPa［gage］×4 個，407.2t／h（1 個当たり） 作を実施する事故シーケンスにおいては，評価項目に対して8.31MPa［gage］×4 個，410.6t／h（1 個当たり） 厳しい条件となる

逃がし安全弁（原子炉手動減圧操作時）
逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個を開放することによる原子炉減圧＜原子炉圧力と逃がし安全弁蒸気流量の関係＞

逃がし安全弁の設計値に基づく原子炉圧力と蒸気流量の関係から設定

第 2.3.2−2 表目

2.3.2-55

重 大 事 故 等 対 策 に 関連 す る 機 器 条 件

高圧代替注水系

主要解析条件

条件設定の考え方

原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）設定点まで回復した以降は原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設
定点の範囲に維持
原 子炉 減圧 時の可搬 型代替 注水 ポン プを 用い た
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉水位回復
性能を確認する観点で，原子炉減圧操作と同時に注水停止

設計値を設定高圧代替注水系は，タービン回転数制御により原子炉圧力によらず一定の流量にて注水する設計となっている

原 子 炉 圧 力 （ MPa[gage]）項

主要解析条件（全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ））（5／7）（

136.7m ３ ／h
・注水特性：136.7m
・注水圧力：1.04MPa[
1.04MPa[gage]〜7.86MPa[gage]
流 量 （ m ３ /h）

原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点か
ら原子炉水位高（レベル８）設定点の範囲に維持し，原子炉注水停止中に格納容器
し，原子炉注水停止中に格納容器除熱を実施
残留熱除去系（低圧注水系）

炉心冷却性の観点で厳しい設定として，設計基準事故の解析で用いる最小流量特性を設定

最小流量特性３／／h
注水流量：0m３ ／h〜1,676m
注水圧力：0MPa[dif]0MPa[dif]〜1.55MPa[dif]伝熱容量：約 43MW
（サプレッション・プール水温度 100℃，海水温
度 32℃において）℃において）

熱交換器の設計性能に基づき，残留熱除去系の除熱性能を厳しくする観点で，過去の実績を包含する高めの海水温度を設
定

第 2.3.2−2 表目

低圧代替注水系（可搬型）

主要解析条件

条件設定の考え方

原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）設定点まで回復した以降は原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設
定点の範囲に維持し，交流動力電源復旧後の事象発生から 24 時間 5 分後に停止

炉心冷却性の観点で厳しい設定として，機器設計上の最低要求値である最小流量特性を設定
1.5

2.3.2-56

重大事故等対策に関連する機器条件

原子炉圧力 (MPa［ dif］ )項

主要解析条件（全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ））（6／7）

10.5（原子炉注水単独時）
最小流量特性
0
0
20
40
60
80
100
120
・注水流量：0m３ ／h〜110m３ ／h
流量(m ／h)
・注水圧力：0MPa[dif]〜1.4MPa[dif]（原子炉注水と格納容器スプレイ併用時）
設計に基づき，併用時の注入先圧力及び系統圧損を考慮しても確保可能な流量を設定
・注水流量：50m３ ／h（一定）
格納容器圧力が 217kPa[gage]に到達した場合は停止し，279kPa[gage]に到達した場合に再開し，交流動力電源復旧後の事象発生から 24 時間 5 分 格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇を抑制可能な流量として，運転手順に基づき設定
後に停止
３

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）

スプレイ流量：130m３ ／h（一定）
格納容器スプレイ実施中に格納容器圧力が13.7kPa[gage] に 到 達 し た 時 点 で サ プ レ ッ シ ョン・プール冷却運転に切替え
残留熱除去系（格納容器スプ
レイ冷却系）及び残留熱除去
系（サプレッション・プール
冷却系）

設計値を設定スプレイ流量：1.9×10３ m３ ／h（95％：ドライウェル，5％：サプレッション・チェンバ）
伝熱容量：約 43MW
（サプレッション・プール水温度 100℃，海水温
度 32℃において）熱交換器の設計性能に基づき，残留熱除去系の除熱性能を厳しくする観点で，過去の実績を包含する高めの海水温度を設
定

第 2.3.2−2 表
項目

主要解析条件（全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ））（7／7）
主要解析条件

重大事故等対策に関連する操作条件

2.3.2-57

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作

事象発生から 24 時間後

高圧代替注水系の起動操作

事象発生から 25 分後逃がし安全弁による原子炉減圧操作（可搬型代替注水中型
ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注
水操作）

事象発生から 8 時間 1 分後

可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ 格納容器圧力
冷却系（可搬型）による格納 279kPa[gage]到達時
容器冷却操作残留熱除去系（低圧注水系）
による原子炉注水並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ
事象発生から 24 時間 10 分後冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
による格納容器除熱操作

条件設定の考え方
本事故シーケンスの前提条件として設定
運転手順に基づき，直流電源喪失を確認した後に高圧代替注
水系の起動操作を実施するため，状況判断及び高圧代替注水
系の起動操作に要する時間を考慮して設定
実際には低圧で注水可能な系統（可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型））が準備できた時点で，サプレッション・プール水温度が熱容量制限を超過している
場合は原子炉減圧を実施するが，余裕時間を確認する観点で
8 時間後に可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注
水系（可搬型）の準備が完了するものとし，原子炉減圧に要する時間を考慮して設定
運転手順に基づき格納容器ベント実施基準である格納容器
最高使用圧力（310kPa[gage]）に対する余裕を考慮し設定

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作の完了
後，残留熱除去系の起動操作に要する時間を考慮して設定

添付資料 2.3.2.1
蓄電池による給電時間評価結果について

重大事故等対処設備に電源供給を行う常設代替直流電源設備として ， 緊 急 用 125V 系 蓄 電 池 の 1 系 統 を 有 し て い る 。
高 圧 代 替 注 水 系 の 運 転 操 作 に 係 る 負 荷 は ，緊 急 用 直 流 125V 主 母 線
盤 に 接 続 さ れ て お り ，緊 急 用 125V 系 蓄 電 池 よ り 給 電 さ れ る 。全 交 流
動力電源喪失時においては，同蓄電池からの電源供給により，高圧
代替注水系を起動し，原子炉への注水を行う。同蓄電池からの電源供給としては，電源供給開始から負荷の切り離しを行うことなく，
24 時 間 ※ １ に わ た り 高 圧 代 替 注 水 系 に よ る 注 水 に 係 る 負 荷 に 電 源 を供給するものとして評価する。
上 記 運 転 方 法 に 必 要 な 負 荷 容 量 が 約 5,282Ah で あ る こ と に 対 し ，
緊 急 用 125V 系 蓄 電 池 の 容 量 が 6,000Ah ※ 2 で あ る こ と か ら ，24 時 間 にわたり高圧代替注水系の運転継続のための電源供給が可能である。
（第 1 図）※1

全 交 流 動 力 電 源 喪 失（ Ｔ Ｂ Ｄ ）に お い て は ，事 象 発 生 8 時 間 後に 可 搬 型 代 替 注 水 中 型 ポ ン プ を 用 い た 低 圧 代 替 注 水 系（ 可 搬 型 ）に よ る 原 子 炉 注 水 に 切 り 替 え る が ，蓄 電 池 の 容 量 評 価 を 保 守 的に 評 価 す る た め ， 高 圧 代 替 注 水 系 を 24 時 間 運 転 継 続 し た 想 定で評価を実施している。

※2

蓄 電 池 容 量 は ，使 用 開 始 か ら 寿 命 ま で の 間 変 化 し ，使 用 年 数 を
経 る に 従 い 容 量 が 低 下 す る た め ，蓄 電 池 容 量 の 算 出 に 当 た っ ては ，「 据 置 蓄 電 池 の 容 量 算 出 法 」（ SBA S 0601-2014 ） に よ る 保
守 率 0.8 を 採 用 し て い る こ と 及 び 各 負 荷 の 電 流 値 を 実 負 荷 電 流
添付 2.3.2.1-1

で は な く ，設 計 値 を 用 い て い る こ と か ら ，必 要 容 量 に 対 し て 余裕を持った容量を設定している。

(1)

常設代替直流電源設備の仕様
名 称 ： 緊 急 用 125V 系 蓄 電 池
型式：鉛蓄電池
容 量 ： 約 6,000Ah
設置場所：原子炉建屋廃棄物処理棟 1 階

放電時間
24 時間

主要負荷名称1分

1440 分▼▼・遮断器制御放電電流[A]（瞬時負荷）
1,000
・高圧代替注水系
制御盤
800
・高圧代替注水系
電動弁
600
・常設代替高圧電源
装置遠隔操作盤
400
・逃がし安全弁・計装設備
・その他負荷200・負荷余裕1,000A・遮断器引き外し完了
・高 圧 代 替 注 水 系 電 動 弁 動 作 完 了

173.4A0
緊 急 用 125V 系 蓄 電 池

第 1図6,000Ah

緊 急 用 125V 系 蓄 電 池

添付 2.3.2.1-2

負荷曲線

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

有効性評価の全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）では，約 8 時
間の高圧代替注水系を用いた原子炉注水に期待している。第 1 図に高圧代替注水系の系統構成概略を示す。
高圧代替注水系の起動から約 8 時間の継続運転のために代替直流電源を必要とする設備として，計測制御設備及び電動弁があるが，これら に 電 源 供 給 が 可 能 で あ る こ と は 添 付 資 料 2.3.2.1 に て 確 認 し て い る 。
事故時には代替直流電源の容量以外にも，サプレッション・プール
水温度の上昇や常設高圧代替注水系ポンプ室温度及び中央制御室温度の上昇が，高圧代替注水系の運転継続に影響することも考えられるため ， そ の 影 響 に つ い て も 確 認 し た （ 第 1 表 参 照 ）。
第 1 表に記載したそれぞれの要因は高圧代替注水系の 8 時間継続運
転上の制約とならないことから，本有効性評価においてこの機能に期待することは妥当であると考える。なお，事象発生の約 8 時間後に実施する原子炉減圧操作に伴うサプレッション・プール水温度の増分は20℃ 程 度 で あ り ， 有 効 性 評 価 に お け る サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 度の 最 高 値 は 約 138℃ で あ る こ と か ら ， 仮 に 8 時 間 後 以 降 も 原 子 炉 減 圧操作を実施せずに高圧代替注水系による原子炉注水を継続した場合のサ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 度 の 最 高 値 は 120℃ 程 度 と な る 。

添付 2.3.2.2-1

第 1表

全交流動力電源喪失時（ＴＢＤ，ＴＢＵ）における高圧代替注水系の継続運転への影響評価

要因

影響概要

評

価

サプレッション・

サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 度 の 上 昇 に よ り ，高常 設 高 圧 代 替 注 水 系 ポ ン プ の 第 一 水 源 で あ る サ プ レ ッ シ ョ ン・プ

プール水温度上昇

圧代替注水系ポンプのキャビテーションやポン
プ 軸 受 の 潤 滑 油 冷 却 機 能 が 阻 害 さ れ ，高 圧 代 替 注

ー ル を 水 源 と し た 場 合 ， 事 象 発 生 後 8 時 間 で の 水 温 は 約 100℃ とな る 。（ 第 3 図 ）水系ポンプの運転に影響を与える可能性が考えられる。

こ の 時 の 高 圧 代 替 注 水 系 の 有 効 吸 込 み 水 頭（ Ｎ Ｐ Ｓ Ｈ ）は ，類 似シ ス テ ム で あ る 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 ポ ン プ と 比 較 評 価 し ，有 効 Ｎ
Ｐ Ｓ Ｈ 評 価 条 件 で あ る 静 水 頭（ サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 位 低 レ
ベ ル 〜 ポ ン プ 吸 込 み レ ベ ル ）及 び 配 管 設 計 が 類 似 と な り ，静 水 頭
及び配管圧損に大きな差異が生じないことから，サプレッショ
ン ・ プ ー ル 水 温 上 昇 時 に お い て も ，原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 ポ ン プ 同

添付 2.3.2.2-2

様 ，必 要 Ｎ Ｐ Ｓ Ｈ に 対 し 有 効 Ｎ Ｐ Ｓ Ｈ が 上 回 る た め ，キ ャ ビ テ ーシ ョ ン は 発 生 し な い 。ま た ，温 度 耐 性 の 観 点 か ら も ，高 圧 代 替 最
高 使 用 温 度 120℃ で 設 計 す る た め ， サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル の 温
度上昇による高圧代替注水系の 8 時間運転継続への影響はない。
常設高圧代替注水系ポンプ室温度上昇中央制御室温度上昇

常 設 高 圧 代 替 注 水 系 の ポ ン プ ，電 気 制 御 系 統 ，弁 ， 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ Ｔ Ｂ Ｄ ， Ｔ Ｂ Ｕ ） 時 の 常 設 高 圧 代 替 注 水 系
タ ー ビ ン 等 の 設 計 で 想 定 し て い る 環 境 の 最 高 温 ポ ン プ 室 温 度 を 評 価 し た 結 果 ，事 象 発 生 か ら 8 時 間 後 の 室 温 は 約
度 は 65.6℃ を 想 定 し て い る 。 全 交 流 動 力 電 源 喪
失 時 は 換 気 空 調 系 が 停 止 し て い る た め ，高 圧 代 替

6 5 ℃（ 初 期 室 温 4 0 ℃ ）で あ り ，常 設 高 圧 代 替 注 水 系 の 設 計 で 想 定
し て い る 6 5 . 6 ℃ を 下 回 る 。し た が っ て ，常 設 高 圧 代 替 注 水 系 ポ ン

注水系が設置される高圧代替注水系ポンプ室温が 65.6℃ を 超 え ， 高 圧 代 替 注 水 系 ポ ン プ の 運 転

プ室温度上昇によって高圧代替注水系の 8 時間継続運転は阻害されない。

に影響を与える可能性が考えられる。

（補足資料）

中央制御室に設置する高圧代替注水系制御盤の設 計 で 想 定 し て い る 環 境 の 最 高 温 度 は 40℃ で あ

全 交 流 動 力 電 源 喪 失（ Ｔ Ｂ Ｄ ，Ｔ Ｂ Ｕ ）は 全 交 流 動 力 電 源 喪 失（ 長期 Ｔ Ｂ ）と ほ ぼ 同 様 の 事 象 進 展 で あ り ，中 央 制 御 室 の 温 度 評 価 にる 。全 交 流 動 力 電 源 喪 失 で は 換 気 空 調 系 が 停 止 す
る た め ，中 央 制 御 室 温 度 が 最 高 温 度 を 超 え ，高 圧

当 た っ て は 全 交 流 動 力 電 源 喪 失（ 長 期 Ｔ Ｂ ）の 直 流 電 源 の 熱 負 荷に包含されることから，全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）

代替注水系ポンプの運転に影響を与える可能性が考えられる。

時 の 中 央 制 御 室 温 度 は ，全 交 流 動 力 電 源 喪 失（ 長 期 Ｔ Ｂ ）の 評 価
結 果 と 同 様 で あ り ，制 御 盤 の 設 計 で 想 定 し て い る 環 境 の 最 高 温 度
4 0 ℃ を 下 回 る 。し た が っ て ，中 央 制 御 室 温 度 上 昇 に よ っ て 高 圧 代
替 注 水 系 の 8 時 間 継 続 運 転 は 阻 害 さ れ な い 。（ 添 付 資 料 2 . 3 . 1 . 1 ）第 1図高圧代替注水系系統概要図

添付 2.3.2.2-3

：蒸気配管（高圧）：蒸気配管（低圧）：水系配管（高圧）：水系配管（低圧）：電気信号

添付 2.3.2.2-4
第 2図

常設高圧代替注水系ポンプ周り系統図

300

サプレッション・プール水温度200

8 時間時点の温度
約 99℃

ー

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ
ル
水
温
度

100

(℃)

(℃ )
0
0

4

8

12

16

20

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TB--GH44001

第 3図

サプレッション・プール水温度の推移

添付 2.3.2.2-524添付資料 2.3.2.2

補足資料

全交流動力電源喪失時（ＴＢＤ，ＴＢＵ）における高圧代替注水系ポンプ室の室温評価について

1.
(1)

温度上昇の評価方法
評価の流れ
全交流動力電源喪失時には換気空調系による除熱が行われないため，評
価対象の部屋の温度変化は，室内の機器や配管などの熱源や評価対象の部
屋よりも室温が高い隣の部屋（上下階含む。）から受ける熱量（室内外発熱負荷）と評価対象の部屋よりも室温が低い隣の部屋（上下階含む。）への放熱（躯体放熱）のバランスによって決定される。（第 4 図参照）
換気空調系停止後，室温が上昇を始め，室温が評価対象の部屋の躯体温度以上になれば評価対象の部屋から躯体への放熱が始まり，温度上昇は抑制される。

高温側の部屋躯体コンクリート（壁，天井，床）低温側の部屋

温度（℃）

高温側の室温躯体コンクリート内部における熱伝導

機器や配管
による発熱

躯体コ ンク リート→空 気間における熱伝達
熱の移動

空気→ 躯体コ ンクリー ト間における熱伝達低温側の室温位置（m）

第4図

室温評価における温度分布と熱の移動の概要図

添付 2.3.2.2-6

(2)

評価条件
評価条件を以下にまとめる。
①

常設高圧代替注水系ポンプ室の条件
・初期室温：40℃（夏季設計温度）
積：692m3・容・熱 容 量：715kJ／℃（保守的に室内機器分の鉄熱容量は考慮せず，上記容積分の空気熱容量のみを考慮する。）
・発熱負荷：第 2 表参照。また，発熱負荷の内訳を第 3 表に示す。

第2表

常設高圧代替注水系ポンプ室

時間
(h)
発熱負荷
(kW)

0

1

2

3

4

5

6

7

8

14.5

14.5

14.5

14.6

15.1

15.6

16.0

16.5

16.9

第3表

常設高圧代替注水系ポンプ室

時間(h)
0
1
2
3
4
5
6
7
8

配管内の流体温度
注水配管内流体温度設定(℃)※１
66※２
66※２
66※２
67
74
81
87
94
99

※1
※2

発熱負荷

発熱負荷内訳
発熱負荷
配管(kW)
機器(kW)
9.5
5.0
9.5
5.0
9.5
5.0
9.6
5.0
10.1
5.0
10.6
5.0
11.0
5.0
11.5
5.0
11.9
5.0

注水配管以外にはタービン側配管がある。それは保守的に最高使用温度が 0h〜8h まで継続するものとして設定する。
0h〜2h までのサプレッション・プール温度は，32℃〜59℃の範囲であるが，保守的に 66℃にて設定する。

添付 2.3.2.2-7

②

常設高圧代替注水系ポンプ室に隣接する部屋の温度
第 4 表に隣接する部屋の温度条件を示す。また，第 5 図に常設高圧
代替注水系ポンプ室と隣接する部屋の位置関係を示す。
なお，当該温度条件は，保守的に事象初期から評価期間の間，継続するものとして評価を行う。

第4表
隣接する部屋隣接する部屋の温度条件

温度条件(℃)

設定理由

65.6

設計基準事故時に想定している蒸気配管破断を考慮した左記温度を設定。

一般エリア（二次格納容器施設外）

50.0

全交流動力電源喪失時の一般エリア内は，発熱源が少なく，夏季設計温度 40℃から 5℃程度上昇することが想定される。このため，これに余裕を見た左記温度を設定。

サプレッショ
ン・チェンバ99.0

全交流動力電源喪失時のサプレッション・チェン
バの 8 時間後の最大温度を設定。

20.0

水戸市の地中温度の最大となる月平均温度 16.2℃に余裕を見た値を設定。（「地中温度等に関する資料(農業気象資料第 3 号,1982)」）

原子炉棟

地中

添付 2.3.2.2-8

原子炉建屋地下 2 階 ※１

原子炉建屋地下 1 階※1

地下 2 階より下は，躯体コンクリートを介して「地中」と隣接している。

第5図

常設高圧代替注水系ポンプ室及び隣接する部屋の位置関係図
添付 2.3.2.2-9

③躯体コンクリートの熱伝達条件
ａ．コンクリート壁−空気の熱伝達率
熱伝達率（W/m2・℃）
鉛直壁面
2※１
水平壁面（上向き）
3※１
水平壁面（下向き）0.5※１※1 伝熱工学資料第 5 版に基づき，温度差 5℃，代表高さ 5m にて
算出した値
評価壁面

ｂ．コンクリートの熱伝達率評価壁面

物性値 ※２

熱伝導率1.6（W/m・℃）
熱拡散率
5.3E-07（m2/s）※2 伝熱工学資料第 5 版に基づく

(3)

評価結果
全交流動力電源喪失時（ＴＢＤ，ＴＢＵ）において，事象発生 8 時後の常設高圧代替注水系ポンプ室の温度は約 65℃，中央制御室温度は，全交流
動力電源喪失（長期ＴＢ）の評価結果と同様であり，制御盤の設計で想定している環境の最高温度 40℃以下であり，設計で考慮している温度を超過しないため，高圧代替注水系の運転継続に与える影響はない。

室 内 温 度 ℃(
)
時間(h)

第6図

常設高圧代替注水系ポンプ室温の推移

添付 2.3.2.2-10

添付資料 2.3.2.3
安 定 状 態 に つ い て （ 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ Ｔ Ｂ Ｄ ， Ｔ Ｂ Ｕ ））全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）時の安定状態については，
以下のとおり。
原子炉安定停止状態：事象発生後，設計基準事故対処設備又は重大事故等対処
設備 を用 い た 炉 心 冷 却 が 維持 可 能で あ り ，ま た ，冷却 のため の設 備 が そ の 後 も 機 能維 持 でき ，か つ ，必 要な 要 員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合に安定停止状態が確立されたものとする。
格納容器安定状態 ：炉心冷却が維持された後に，設計基準事故対処設備又は重大事故等対処設備を用いた格納容器除熱により格納
容器圧力及び温度が安定又は低下傾向に転じ，また，格納容器除熱のための設備がその後も機能維持でき，かつ，必要な要員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合に安定状態が確立されたものとする。
原子炉安定状態の確立について
高圧代替注水系の原子炉注水により炉心冷却が維持される。可搬型代替注水
中型ポンプによる原子炉注水の準備完了後，原子炉を減圧し，可搬型代替注水
中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水を実施することで，引き続き炉心の冷却は維持され，原子炉安定停止状態が確立される。
格納容器安定状態の確立について
炉心冷却を継続し，常設代替高圧電源装置による交流動力電源の供給開始後に残留熱除去系を用いた格納容器除熱を実施することで，格納容器圧力及び雰
囲 気 温 度 は 安 定 ※ 又 は 低 下 傾 向 と な る 。格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 は 1 50℃ を 下 回 る とともに，ドライウェル雰囲気温度は，低圧注水継続のための逃がし安全弁の機
能 維 持 が 確 認 さ れ て い る 126 ℃ を 上 回 る こ と は な く ， 格 納 容 器 安 定 状 態 が 確 立される。
また，重大事故等対策時に必要な要員は確保可能であり，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
※

残 留 熱 除 去 系 （ サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 冷 却 系 ）に 切 り 替 え る と ， 原 子 炉 圧 力 容 器
か ら の 放 熱 の 影 響 に よ り ド ラ イ ウ ェ ル 雰 囲 気 温 度 は わ ず か に 上 昇 傾 向 と な る 。た だ
し ，残 留 熱 除 去 系 に よ る 格 納 容 器 除 熱 は 確 立 し て お り ，長 期 的 に は 減 圧 後 の 原 子 炉
圧 力 容 器 温 度 （ 100℃ 程 度 ） よ り 若 干 低 い 温 度 で 平 衡 状 態 と な る こ と か ら ， こ の 状
態も含め安定傾向とする。

【安定状態の維持について】
上記の炉心損傷防止対策を継続することにより安定状態を維持できる。
また，残留熱除去系の機能を維持し除熱を継続することで，安定状態の維持が可能となる。
（ 添 付 資 料 2.1.2 別 紙 1）

添付 2.3.2.3-1

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

第 1-1 表分類

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＳＡＦＥＲ）（1／2）

重要現象

崩壊熱

崩壊熱モデル

燃料棒表面熱伝達モデル

炉心

添付 2.3.2.4-1

燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移，気
液熱非平衡

解析モデル

燃料被覆管酸化燃料被覆管変形

ジルコニウム−
水反応モデル

膨れ・破裂評価モデル

不確 かさ

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

入力値に含 まれ る。
最確 条件 を 包 絡 で き る 条 件 を 設 定 す る こ と に より崩壊熱を 大き くす るよ う 考慮 して い る 。
TBL，ROSA-Ⅲ の 実 験 解 析 に お い て ， 熱 伝 達 係 数を低 めに 評 価 す る 可 能 性 が あ り ， 他 の 解 析 モ デルの 不確 か さ と あ い ま っ て コ ー ド 全 体 と し て ，スプ レイ 冷 却 の な い 実 験 結 果 の 燃 料 被 覆 管 温 度に比べて最 大 50℃ 程度 高め に 評価 する 。 低圧 代
替注 水系 の 注 水 に よ る 燃 料 棒 冷 却 （ 蒸 気 単 相 冷
却 又 は 噴 霧 流 冷 却 ） の 不 確 か さ は ＋ 20 ℃ 〜 ＋
40℃程度で ある 。

「解 析 条件 を最 確 条件 と した 場合 の 運転 員等 操 作時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析 コ ード は， 炉 心の 冠 水が 維持 さ れる 実験 解 析に おい て ，燃 料
被覆 管 温度 をほ ぼ 同等 に 評価 する 。 有効 性評 価 解析 では ， おお む
ね炉 心 の冠 水状 態 が維 持 され てお り ，燃 料被 覆 管の 最高 温 度は 初
期値 以 下に とど ま るこ と から ，不 確 かさ は小 さ い。 操作 手 順（ 速やか に 注水 手段 を 準備 す るこ と） に 変わ りは な く， 燃料 被 覆管 温度を 操 作開 始の 起 点と す る運 転員 等 操作 はな い こと から ， 運転 員
等操 作時 間 に与 える 影響 は ない 。

解析コードは，炉心の冠水が維持される実験解析において，燃料被覆管温度をほぼ同等に評価する。有効性評価解析では，おおむ
ね炉心の冠水状態が維持されており，燃料被覆管の最高温度は初期値以下にとどまることから，評価項目となるパラメータに与える影 響は な い。

酸化 量及 び 酸 化 反 応 に 伴 う 発 熱 量 を よ り 大 き く
見積もる Baker-Just 式 によ る 計算 モデ ル を採 用しており， 保守 的な 結果 を 与え る。

解析 コ ード は， 酸 化量 及 び酸 化反 応 に伴 う発 熱 量の 評価 に つい て
保守 的 な結 果を 与 える た め， 燃料 被 覆管 温度 を 高め に評 価 する 可能性 が ある 。よ っ て， 実 際の 燃料 被 覆管 温度 は 低く なる が ，操 作
手順 （ 速や かに 注 水手 段 を準 備す る こと ）に 変 わり はな く ，燃 料
被覆管温度を操作開始の起点とする運転員等操作はないことから， 運転 員 等操 作時 間に 与 える 影響 は な い。
有効 性 評価 解析 で は炉 心 の冷 却は 維 持さ れ， ， 燃料 被覆 管 最高 温度は 初 期値 を上 回 るこ と がな いこ と から ，燃 料 被覆 管の 破 裂判 定の不 確か さ が運 転員 等操 作 に与 える 影 響 はな い。

解析コードは，酸化量及び酸化反応に伴う発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，燃料被覆管温度を高く評価すること
から ，評 価 項目 とな るパ ラ メー タに 対 す る余 裕は 大 きく なる 。

膨れ ・破 裂 は ， 燃 料 被 覆 管 温 度 と 円 周 方 向 応 力に基 づい て 評 価 さ れ ， 燃 料 被 覆 管 温 度 は 上 述 のよう に高 め に 評 価 さ れ ， 円 周 方 向 応 力 は 燃 焼 期
間中 の変 化 を 考 慮 し て 燃 料 棒 内 圧 を 大 き く 設 定
し保 守的 に 評 価 し て い る 。 し た が っ て ， ベ ス ト
フィ ット 曲 線 を 用 い る 場 合 も 破 裂 の 判 定 は お お
むね保守的 とな る。

有効性評価解析では炉心の冷却は維持され，燃料被覆管最高温度
は初期値を上回ることがないことから，燃料被覆管の破裂判定の不確 かさ が 評価 項目 とな る パラ メー タ に 与え る影 響 はな い。

添付資料 2.3.2.4

第 1-1 表
分類

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＳＡＦＥＲ）（2／2）

重要現象

炉心

沸騰・ボイド率変化，気液分離（水位変化）・対向流，三次元効果

添付 2.3.2.4-2
原子炉圧力容器

沸騰・凝縮・ボイ
ド率変化，気液分
離（水位変化）・
対向流

解析モデル

二相流体の流動モデル

二相流体の流動モデル

冷却材放出（臨界流・差圧流）

臨界流モデルECCS 注 水 （ 給 水系・代替注水系含む。）

原子炉注水系モデル

不確 かさ

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

TBL，ROSA-Ⅲ，FIST-ABWR の 実験 解析 にお いて ，
二相 水位 変 化 は ， 解 析 結 果 に 重 畳 す る 水 位 振 動
成分 を除 い て ， 実 験 結 果 と お お む ね 同 等 の 結 果が得 られ て い る 。 低 圧 代 替 注 水 系 の 注 水 に よ る
燃料 棒冷 却 （ 蒸 気 単 相 冷 却 又 は 噴 霧 流 冷 却 ） の不確かさは ＋20℃〜 ＋40℃ 程度 であ る 。
また，原子炉 圧 力の 評価 に おい て，ROSA-Ⅲで は，
2MPa より低 い圧 力 で系 統的 に 圧力 低下 を 早め に予測 する 傾 向 を 呈 し て お り ， 解 析 上 ， 低 圧 注 水系の起動タイミングを早める可能性が示される。 しか し ， 実 験 で 圧 力 低 下 が 遅 れ た 理 由 は ，
水面 上に 露 出 し た 上 部 支 持 格 子 等 の 構 造 材 の 温
度が 燃料 被 覆 管 か ら の 輻 射 や 過 熱 蒸 気 に よ り 上
昇し，LPCS スプ レ イの 液滴 で 冷却 され た 際に 蒸気が 発生 し た た め で あ り ， 炉 心 の 冠 水 状 態 が お
おむ ね維 持 さ れ る 本 事 故 シ ー ケ ン ス で は 考 慮 する必 要の な い 不 確 か さ で あ る 。 こ の た め ， 燃 料
被覆 管温 度 に 大 き な 影 響 を 及 ぼ す 低 圧 代 替 注 水
系の 注水 タ イ ミ ン グ に 特 段 の 差 異 を 生 じ る 可 能
性はないと 考え られ る。
下部 プレ ナ ム の 二 相 水 位 を 除 き ， ダ ウ ン カ マ の
二相 水位 （ シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 ） に 関 す る 不 確 かさを 取り 扱 う 。 シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 に つ い て は ，
燃料 被覆 管 温 度 及 び 運 転 員 操 作 の ど ち ら に 対 しても 二相 水 位 及 び こ れ を 決 定 す る 二 相 流 動 モ デルの 妥当 性 の 有 無 は 重 要 で な く ， 質 量 及 び 水 頭のバ ラン ス だ け て 定 ま る コ ラ プ ス ト 水 位 が 取 り
扱え れば 十 分 で あ る 。 こ の た め ， 特 段 の 不 確 かさを考慮す る必 要は ない 。
TBL，ROSA-Ⅲ，FIST-ABWR の 実験 解析 にお いて ，
圧力 変化 は 実 験 結 果 と お お む ね 同 等 の 解 析 結 果が得 られ て お り ， 臨 界 流 モ デ ル に 関 し て 特 段 の不確かさを 想定 する 必要 は ない 。

運転 操 作は シュ ラ ウド 外 水位 （原 子 炉水 位計 ） に基 づく 操 作で あるこ と から ，運 転 員等 操 作時 間に 与 える 影響 は 原子 炉圧 力 容器 の分類 にて 示 す。

解析コードは，燃料被覆管温度に対して，解析結果に重畳する水位 振 動 に 伴 う 燃 料 棒 冷 却 の 不 確 か さ の 影 響 を 考 慮 す る と 20℃ 〜
40℃ 程 度 低 め に 評 価 す る 可 能 性 が あ る が ， 有 効 性 評 価 解 析 に お ける燃料被覆管最高温度は初期値を上回ることがなく，評価項目に対し て十 分 な余 裕が ある こ とか ら， そ の 影響 は非 常 に小 さい 。

解析 コ ード は， ダ ウン カ マ部 の二 相 水位 変化 を 適切 に評 価 する ことか ら， 運 転員 等操 作時 間 に与 える 影 響 は小 さい 。

解析コードは，ダウンカマ部の二相水位変化を適切に評価することか ら， 評 価項 目と なる パ ラメ ータ に 与 える 影響 は 小さ い。

解析 コ ード は， 原 子炉 圧 力変 化を 適 切に 評価 す るこ とか ら ，運 転員等 操作 時 間に 与え る影 響 は小 さい 。
破断 口 及び 逃が し 安全 弁 から の流 出 は， 圧力 容 器ノ ズル 又 はノ ズ
ルに 接 続す る配 管 を通 過 し， 平衡 均 質流 に達 す るの に十 分 な長 さであ る こと から ， 管入 口 付近 の非 平 衡の 影響 は 無視 でき る と考 えられ ，平 衡 均質 臨界 流モ デ ルを 適用 可 能 であ る。
「解 析 条件 を最 確 条件 と した 場合 の 運転 員等 操 作時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析コードは，原子炉圧力変化を適切に評価することから，評価
項目 とな る パラ メー タに 与 える 影響 は 小 さい 。
破断口及び逃がし安全弁からの流出は，圧力容器ノズル又はノズ
ルに接続する配管を通過し，平衡均質流に達するのに十分な長さであることから，管入口付近の非平衡の影響は無視できると考えられ ，平 衡 均質 臨界 流モ デ ルを 適用 可 能 であ る。
「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

入力値に含 まれ る。
各系 統の 設 計 条 件 に 基 づ く 原 子 炉 圧 力 と 注 水 流
量の 関係 を 使 用 し て お り ， 実 機 設 備 仕 様 に 対 して注 水流 量 を 少 な め に 与 え ， 燃 料 被 覆 管 温 度 を高めに評価 する 。

第 1-2 表
分類

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＭＡＡＰ）

重要現象

炉心
原子炉
圧力容器

解析モデル

不確 かさ

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

崩壊熱

炉心モデル（原子炉出力及び崩壊熱）「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

ECCS 注 水 （ 給 水系・代替注水設備含む）

安全系モデル（非常用炉心冷却系）

入力値に含 まれ る。
保守 的な 崩 壊 熱 を 入 力 値 に 用 い て お り ， 解 析 モ
デルの不確 かさ の影 響は な い。
入力値に含 まれ る。
保守 的な 注 水 特 性 を 入 力 値 に 用 い て お り ， 解 析
モデルの不 確か さの 影響 は ない 。

「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析 コー ド は，HDR 実験 解 析に おい て 区 画に よっ て 格納 容器 雰囲
気温 度を 十 数℃ 程度 ，格 納 容器 圧力 を 1 割程 度高 め に評 価す る傾
向が 確認 さ れて いる が， BWR の 格納 容 器 内の 区画 と は異 なる 等，
実験 体系 に 起因 する もの で あり ，実 機 体 系に おい て は不 確か さが
小さ くな る もの と推 定さ れ ，全 体と し て は格 納容 器 圧力 及び 雰囲
気温 度の 傾 向を 適切 に再 現 でき てい る こ とか ら， 格 納容 器圧 力及び雰 囲気 温 度を 操作 開始 の 起点 とし て い る可 搬型 代 替注 水中 型ポ
ンプ を用 い た代 替格 納容 器 スプ レイ 冷 却 系（ 可搬 型 ）に よる 格納
容器 冷却 に 係る 運転 員等 操 作時 間に 与 え る影 響は 小 さい 。
また ，格 納 容器 各領 域間 の 流動 ，構 造 材 との 熱伝 達 及び 内部 熱伝
導の 不確 か さに おい ては ，CSTF 実験 解 析 にお いて 格 納容 器雰 囲気
温度 及び 非 凝縮 性ガ スの 挙 動は 測定 デ ー タと 良く 一 致す るこ とを確認 して お り， その 差異 は 小さ いこ と か ら， 格納 容 器圧 力及 び雰
囲気 温度 を 操作 開始 の起 点 とし てい る 可 搬型 代替 注 水中 型ポ ンプ
を用 いた 代 替格 納容 器ス プ レイ 冷却 系 （ 可搬 型） に よる 格納 容器
冷却 に係 る 運転 員等 操作 時 間に 与え る 影 響は 小さ い 。
「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析 コー ド は，HDR 実験 解 析に おい て 区画 によ って 格 納容 器雰 囲気
温度 を十 数 ℃程 度， 格納 容 器圧 力を 1 割 程度 高め に 評価 する 傾向が確 認さ れ てい るが ，BWR の格 納 容器 内の 区画 とは 異 なる 等，実験体系に起因するものであり，実機体系においては不確かさが小さくなるものと推定され，全体としては格納容器圧力及び雰囲気温度の傾向を適切に再現できていることから，評価項目となるパラ
メー タに 与 える 影響 は小 さ い。
また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導の 不確 か さに おい ては ，CSTF 実 験 解析 によ り格 納 容器 雰囲 気温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認していることから，評価項目となるパラメータに与える影響は
小さ い。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

格納容器各領域
間の流動

格納容器

添付 2.3.2.4-3

構造材との熱伝達及び内部熱伝導格納容器モデル（格納容器の熱水力モデル）

気液界面の熱伝
達

スプレイ冷却

安全系モデル（格納容器スプレイ）

サ プ レ ッ シ ョン・プール冷却

安全系モデル（非常用炉心冷却系）

HDR 実験解 析で は，格納 容 器圧 力及 び 雰囲 気温 度につ いて ， 温 度 成 層 化 を 含 め て 傾 向 を よ く 再 現
でき るこ と を 確 認 し た 。 格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 を
十数℃程度 高め に， 格納 容 器圧 力 を 1 割 程度 高
めに 評価 す る 傾 向 が 確 認 さ れ た が ， 実 験 体 系 に起因 する も の と 考 え ら れ ， 実 機 体 系 に お い て は
この 種の 不 確 か さ は 小 さ く な る も の と 考 え ら れる。 また ， 非 凝 縮 性 ガ ス 濃 度 の 挙 動 に つ い て ，
解析 結果 が 測 定 デ ー タ と よ く 一 致 す る こ と を 確認した。
CSTF 実験解析 では ，格 納 容器 雰囲 気 温度 及び 非凝縮 性ガ ス 濃 度 の 挙 動 に つ い て ， 解 析 結 果 が 測
定データと よく 一致 する こ とを 確認 し た 。

入力値に含 まれ る。
スプ レイ の 水 滴 温 度 は 短 時 間 で 雰 囲 気 温 度 と 平衡に至ることから伝熱モデルの不確かさはな
い。
入力値に含 まれ る。
ポン プ流 量 及 び 除 熱 量 は ， 設 計 値 に 基 づ き 与 え
られ てお り ， 解 析 モ デ ル の 不 確 か さ の 影 響 は な
い。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（1／5）
解析条件の不確かさ項

条件 設定 の 考え 方

目
解析条件

最確 条件

原子 炉熱 出力3,293MW

約 3,279MW〜
約 3,293MW（実 績値 ）

原子 炉圧力(圧力 容 器ド ーム部)

6.93MPa[gage]

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

定格 熱出 力 を設 定

定格 圧力 を 設定

通常 運転 水 位を 設定
通常 運転 水 位
（セパレ ー タス カー
ト下端か ら 約＋122cm〜約 ＋132cm）（実 績値 ）

48,300t／h（定格流量（100％流量））

定格流量の約 86％〜約 104％
（実績値）

初期条件

添付 2.3.2.4-4

原子 炉水位通常運転水位（セパレータスカー
ト下端から＋126cm）

定格 流量 を 設定
炉心 流量

燃

料

燃料 棒最大線出 力密度

９×９燃料(Ａ型)

44.0kW／m

装荷 炉心 ご と約 33 kW／ m〜
約 41kW／m（実 績値 ）

９ ×９ 燃 料 (Ａ 型 )と ９ ×９ 燃 料 (Ｂ型)は ， 熱 水力 的 な 特 性 はほ ぼ 同 等
であ り ，そ の他 の 核的 特性 等の 違 いは燃料棒最大線出力密度の保守性に包 含さ れ るこ とか ら ，代 表的 に ９
×９燃 料(Ａ 型)を 設 定
初期の燃料棒線出力密度が大きい
方が燃料被覆管温度に対して厳しい設 定と な る
この ため ，保安 規 定の 運転 上の 制 限にお ける 上 限値 を設 定

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

最 確 条 件 と し た 場 合 には 最 大 線 出 力 密 度 及 び 原 子 炉 停止
後 の 崩 壊 熱 が 緩 和 さ れる 。 最 確 条 件 と し た 場 合 の 運 転員
等 操 作 時 間 及 び 評 価 項目 と な る パ ラ メ ー タ に 与 え る 影響
は ， 最 大 線 出 力 密 度 及び 原 子 炉 停 止 後 の 崩 壊 熱 に て 説明する 。
最 確 条 件 と し た 場 合 には ， ゆ ら ぎ に よ り 解 析 条 件 に 対して 変 動 を 与 え う る が ，事 象 初 期 に お い て 主 蒸 気 隔 離 弁が閉 止 し ， 原 子 炉 圧 力 は逃 が し 安 全 弁 に よ り 制 御 さ れ るた
め 事 象 進 展 に 及 ぼ す 影響 は 小 さ く ， 運 転 員 等 操 作 時 間に与え る影 響 は小 さい 。
最 確 条 件 と し た 場 合 には ， ゆ ら ぎ に よ り 解 析 条 件 に 対して 変 動 を 与 え う る が ，ゆ ら ぎ の 幅 は 事 象 発 生 後 の 水 位低
下 量 に 対 し て 非 常 に 小さ い 。 例 え ば ， 解 析 条 件 で 設 定した 通 常 運 転 水 位 か ら 高圧 炉 心 ス プ レ イ 系 等 の 自 動 起 動信号 が 発 信 す る 原 子 炉 水位 異 常 低 下 （ レ ベ ル ２ ） ま で の原子 炉 水 位 の 低 下 量 は約 2m で あ る の に 対 し て ゆ ら ぎ による 水 位 低 下 量 は約 40mm で あ り 非 常 に 小 さ い 。 し た がって ， 事 象 進 展 に 及 ぼ す影 響 は 小 さ 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 ， 炉 心 流 量 の 運 転 範 囲 に お いて解 析 条 件 か ら 変 動 し うる が ， 事 象 初 期 に お い て 原 子 炉がス ク ラ ム す る と と も に， 再 循 環 ポ ン プ が ト リ ッ プ す るた
め ， 初 期 炉 心 流 量 が 事象 進 展 に 及 ぼ す 影 響 は 小 さ 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 (Ａ 型 )及 び ９ ×９
燃 料 (Ｂ 型 )の 混 在 炉 心 又 は それ ぞ れ 型 式 の 単 独 炉 心 となる 場 合 が あ る が ， 両 型式 の 燃 料 の 特 性 は ほ ぼ 同 等 で ある
こ と か ら ， 事 象 進 展 に及 ぼ す 影 響 は 小 さ く ， 運 転 員 等操
作時 間に 与 える 影響 はな い 。

最確条件とした場合には最大線出力密度及び原子炉停止
後の 崩壊 熱 が緩 和さ れる 。最確 条件 と した 場合 の運 転 員等
操作 時間 及 び評 価項 目と な るパ ラメ ー タ に与 える 影 響は ，
最大 線出 力 密度 及び 原子 炉 停止 後の 崩 壊 熱に て説 明 する 。

最 確 条 件 は 解 析 条 件 で設 定 し て い る 燃 料 棒 線 出 力 密 度より も 小 さ く な る 。 こ のた め ， 燃 料 被 覆 管 温 度 上 昇 が 緩和
され るが ，操 作手 順（ 速 やか に注 水手 段 を 準備 する こ と）に 変 わ り は な く ， 燃 料被 覆 管 温 度 を 操 作 開 始 の 起 点 とす
る 運 転 員 等 操 作 は な いこ と か ら ， 運 転 員 等 操 作 時 間 に与える 影響 は ない 。

最確 条件 と した 場合 には ，ゆら ぎに よ り解 析条 件に 対 して変動 を与 え うる が，事象 初 期に おい て 主蒸 気隔 離弁 が 閉止
し，原子 炉圧 力 は逃 がし 安 全弁 によ り 制 御さ れる た め，事
象進 展に 及 ぼす 影響 は小 さ く，評価 項 目と なる パラ メ ータに与 える 影 響は 小さ い。
最確 条件 と した 場合 には ，ゆら ぎに よ り解 析条 件に 対 して変動 を与 え うる が，ゆら ぎ の幅 は事 象 発生 後の 水位 低 下量に対 して 非 常に 小さ い。例 えば ，解 析 条件 で設 定し た 通常
運転水位から高圧炉心スプレイ系等の自動起動信号が発信す る原 子 炉水 位異 常低 下（レ ベル ２ ）ま での 原子 炉 水位の低 下量 は 約 2m で ある の に対 して ゆ らぎ によ る水 位 低下
量は 約 40mm で あり 非常 に 小さ い。 し たが って ，事 象 進展に及 ぼす 影 響は 小さ 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 には ，炉心 流量 の 運転 範囲 にお い て解析条 件か ら 変動 しう るが ，事象 初期 に おい て原 子炉 が スク
ラム する と とも に，再循 環 ポン プが ト リ ップ する た め，初期炉 心流 量 が事 象進 展に 及 ぼす 影響 は 小 さい 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 には ，９×９ 燃料 (Ａ 型)及 び ９×９燃
料 (Ｂ 型 )の 混 在 炉 心 又 は そ れ ぞ れ 型 式 の 単 独 炉 心 と な る
場合 があ る が，両型 式の 燃 料の 特性 は ほぼ 同等 であ る ことから ，炉 心冷 却 性に 大き な 差は 無く ，評価 項目 とな る パラ
メー タに 与 える 影響 はな い 。
最確条件は解析条件で設定している燃料棒線出力密度よりも 小さ く なる 。こ のた め ，燃 料被 覆 管温 度上 昇が 緩 和される こと か ら，評価 項目 と なる パラ メ ータ に対 する 余 裕は
大き くな る。た だし ，お お むね 炉心 部 の冠 水が 維持 さ れる
本事 故シ ー ケン スで は， こ の影 響は 小 さ いと 考え ら れる 。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（2／5）
解析条件の不確かさ

項

目
解析条件

原子炉停止後の崩壊熱

添付 2.3.2.4-5

初期条件

格納容器圧力ANSI/ANS-5.1-1979
燃焼度 33GWd／t

5kPa[gage]

燃焼 度
33GWd／t 以下（実 績値 ）

約 2.2kPa[gage]〜
約 4.7kPa[gage]（実 績値 ）

ドライウェル
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）5,700m ３

5,700m ３（設 計値 ）

格納容器体積（サプレッション・チェンバ）

空間部：4,100m ３
液相部：3,300m ３

条件 設定 の 考え 方

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

崩壊 熱が 大 きい 方が ，原 子炉 水 位低下及び格納容器圧力上昇の観点で厳し い設 定 とな る 。こ のた め ，崩壊
熱が大きくなる燃焼度の高い条件と し て ，1 サ イ ク ル の 運 転 期 間 (13ヶ 月 )に 調 整 運 転 期 間(1 ヶ 月 )を考慮した運転期間に対応する燃焼度を設 定（ 通常 運転 時 にお いて サ イク
ル 末 期 の 炉 心 平 均 燃 焼 度 が 33GWd／t 以下となるよう燃料を配置する。 ）最 確 条 件 は 解 析 条 件 で設 定 し て い る 崩 壊 熱 と 同 等 以 下となる 。燃 焼度 33GWd／t の 場 合は ，解 析条 件と 最確 条 件は同 等 で あ る こ と か ら ，運 転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響はない 。ま た，燃焼 度 33GWd／t 未 満の 場 合 は，原子 炉か ら
サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ール に 流 出 す る 蒸 気 量 が 減 少 す ること で ， 原 子 炉 水 位 の 低下 は 遅 く な る が ， 事 象 初 期 の 原子
炉 注 水 は 原 子 炉 隔 離 時冷 却 系 の 自 動 起 動 に よ り 確 保 され
るこ とか ら 運転 員等 操作 時 間に 与え る 影 響は ない 。ま た，
同 様 に 格 納 容 器 圧 力 及び 雰 囲 気 温 度 並 び に サ プ レ ッ ショ
ン ・ プ ー ル 水 位 及 び サプ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 度 の上
昇 が 遅 く な り ， こ れ らの パ ラ メ ー タ を 操 作 開 始 の 起 点とする 運転 員 等操 作の 開始 時 間は 遅く な る 。
最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 解 析 条 件 で 設 定 し て い る 圧力
よ り も 小 さ く な る た め， 格 納 容 器 圧 力 が 低 め に 推 移 する
こ と か ら ， 格 納 容 器 圧力 を 操 作 開 始 の 起 点 と す る 運 転員
等操 作の 開 始時 間は 遅く な る。
最 確 条 件 と し た 場 合 には ， ゆ ら ぎ に よ り 解 析 条 件 に 対して 変 動 を 与 え う る が ，ド ラ イ ウ ェ ル 雰 囲 気 温 度 は ， 格納
容 器 ス プ レ イ の 実 施 に伴 い 飽 和 温 度 と な り ， 初 期 温 度の
ゆ ら ぎ 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 。
解 析 条 件 は 最 確 条 件 と同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

最確条件は解析条件で設定している崩壊熱と同等以下となる 。燃 焼 度 33GWd／t の 場合 は， 解 析条 件と 最確 条 件は同等 であ る こと から ，評 価 項目 とな る パラ メー タに 与 える
影響 はな い 。ま た， 燃焼 度 33GWd／ t 未満 の場 合は ， 燃料から の発 熱 が小 さく なり ，原子 炉か ら サ プレ ッシ ョ ン・プ
ール に流 出 する 蒸気 量が 減 少す るこ と で，原子 炉水 位 の低
下は 緩和 さ れる 。ま た，同 様に 格納 容 器圧 力及 び雰 囲 気温
度並びにサプレッション・プール水位及びサプレッショ
ン・プー ル水 温 度の 上昇 は 遅く なる こ と から ，評 価項 目 となる パラ メ ータ に対 する 余 裕が 大き く な る。

最確 条件

空間 部：
約 4,092m ３ 〜
約 4,058m ３
液相 部：
約 3,308m ３ 〜
約 3,342m ３（実 測値 ）

格納容器圧力の観点で厳しい高めの設 定と し て，通 常 運転 時の 圧 力を包含 する 値 を設 定
ドライウェル内ガス冷却装置の設
計温 度を 設 定

設計 値を 設 定

サプ レッ シ ョン・プ ール での 圧 力抑制効果が厳しくなる少なめの水量とし て，保安 規定 の 運転 上の 制 限におけ る下 限 値を 設定

最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 格 納 容 器 体 積 （ サ プ レ ッ ショ
ン ・ チ ェ ン バ ） の 液 相部 の 運 転 範 囲 に お い て 解 析 条 件より 高 め の 水 位 と な る が， ゆ ら ぎ の 幅 は 非 常 に 小 さ い 。例
えば ， サプ レ ッ ショ ン ・プ ー ルの 水 量 は 3,300m ３ で あ る
のに 対し ，ゆら ぎ によ る水 量変化 は約 42m ３ であ り，そ の割 合 は 初 期 保 有 水 量の 1.3％ 程 度 と 非 常 に 小 さ い 。 したが っ て ， 事 象 進 展 に 与え る 影 響 は 小 さ い こ と か ら ， 運転
員等 操作 時 間に 与え る影 響 は小 さい 。

最確条件は解析条件で設定している格納容器初期圧力よりも 小さ く なる ため ，格 納 容器 圧力 が 低め に推 移す る ことから ，評 価項 目 とな るパ ラ メー タに 対 する 余裕 は大 き くな
る。
最確 条件 と した 場合 には ，ゆら ぎに よ り解 析条 件に 対 して変動 を与 え うる が，ドラ イ ウェ ル雰 囲 気 温度 は，格納 容 器
スプ レイ の 実施 に伴 い飽 和 温度 とな り ，初 期温 度の ゆ らぎが事 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 。
解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
最確条件とした場合には，格納容器体積（サプレッショ
ン・チェ ンバ ）の液 相部 の 運転 範囲 に おい て解 析条 件 より高め の水 位 とな るが ，ゆら ぎ の幅 は非 常に 小さ い 。例 えば ，
サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル の 水 量 は 3,300m ３ で あ る の に 対し， ゆら ぎ によ る水 量変 化 は約 42m ３ であ り， その 割 合は
初期 保有 水 量の 1.3％ 程度 と 非常 に小 さい 。し たが っ て，
事象 進展 に 与え る影 響は 小 さい 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。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（2／5）
解析条件の不確かさ

項

目
解析条件

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
初期条件

添付 2.3.2.4-6

ベン ト管
真空 破壊 装置
作動 差圧

6.983m（通常運転水位-4.7cm）

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

サプ レッ シ ョン・プ ール での 圧 力抑制効果が厳しくなる低めの水位として ，保 安規 定の 運 転上 の制 限 における 下限 値 を設 定

最 確 条 件 と し た 場 合 には ， サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水位の 運 転 範 囲 に お い て 解析 条 件 よ り 高 め の 水 位 と な る が，
ゆ ら ぎ の 幅 は 非 常 に 小さ い 。 例 え ば ， サ プ レ ッ シ ョ ン・プー ル水 位が 6.983m の時 の水 量は 3,300m ３ であ るの に対し， ゆら ぎ （0.087m）に よ る水 量変 化 は 約 42m ３ で あ り，
そ の 割 合 は 初 期 保 有 水 量の 1.3％ 程 度 と 非 常 に 小 さ い。
し た が っ て ， 事 象 進 展に 与 え る 影 響 は 小 さ 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 ， 解 析 条 件 で 設 定 し て い る サプ
レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水温 度 と 同 等 以 下 と な る 。32℃ の場
合 は ， 解 析 条 件 と 最 確条 件 は 同 等 で あ る こ と か ら 運 転員
等 操 作 時 間 に 与 え る 影響 は な い 。 32℃ 未 満 の 場 合 は ，サプ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ルで の 圧 力 抑 制 効 果 が 高 ま り 格 納容器 圧 力 の 上 昇 は 緩 和 され る 。 こ の た め ， 格 納 容 器 圧 力を操作 開始 の 起点 とす る運 転 員等 操作 の 開 始は 遅く な る。
解 析 条 件 と 最 確 条 件 は同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

最確 条件 と した 場合 には ，サプ レッ シ ョ ン・プー ル水 位 の
運転 範囲 に おい て解 析条 件 より 高め の 水 位と なる が，ゆ ら
ぎの 幅は 非 常に 小さ い。例え ば，サプ レッ ショ ン・プー ル
水位 が 6.983m の時 の水 量は 3,300m ３ であ るの に対 し ，ゆらぎ （0.087m） によ る水 量 変化 は約 42m ３ であ り， そ の割合は 初期 保 有水 量の 1.3％ 程 度と 非常 に小 さい。し たが って，事象 進展 に 与え る影 響 は小 さい 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 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 度と 同 等以 下と なる 。32℃ の場 合は ，
解析条件と最確条件は同等であることから評価項目とな
るパ ラメ ー タに 与え る影 響 はな い。32℃ 未満 の場 合 は，サプレ ッシ ョ ン・プー ルで の 圧力 抑制 効 果が 高ま り格 納 容器
圧力 の上 昇 は緩 和さ れる 。この ため ，評価 項目 とな る パラ
メー タに 対 する 余裕 は大 き くな る。
解析 条件 と 最確 条件 は同 等 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 解 析 条 件 で 設 定 し て い る 水温と 同 等 以 下 と な る 。35℃ の 場 合 は ， 解 析 条 件 と 最 確 条件
は 同 等 で あ る こ と か ら運 転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響はな い 。35℃ 未 満 の 場 合は ， 格 納 容 器 ス プ レ イ に よ る 圧力
抑 制 効 果 が 高 ま る こ とか ら ， 同 等 の 効 果 を 得 る た め に必要 と な る ス プ レ イ 水 量が 少 な く な り ， 外 部 水 源 を 用 いた
格 納 容 器 ス プ レ イ に 伴う サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 位の上 昇 が 緩 和 さ れ る が ，サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 位 を起
点 と す る 運 転 員 等 操 作は な い こ と か ら ， 運 転 員 等 操 作時
間に 与え る 影響 はな い。

最確 条件 と した 場合 には ，解析 条件 で 設定 して いる 水 温と同等 以下 と なる 。35℃の 場 合は ，解 析 条件 と最 確条 件 は同等であることから評価項目となるパラメータに与える影
響は ない 。35℃ 未満 の場 合 は，格納 容 器ス プレ イに よ る圧
力抑 制効 果 が高 まる が，運 転員 等操 作 に 変わ りは な く，格
納容器圧力の最高値はおおむね格納容器スプレイ開始時の圧 力で 決 定さ れる ため ，評価 項目 と なる パラ メー タ に与える 影響 は ない 。

最確 条件

7.000m〜 7.070m（実 績値 ）32℃

約 15℃ 〜約 32℃（実 績値 ）

作動差圧：3.45kPa（ドライウェル−サ
プレッション・チェン
バ間差圧）

作動 差圧 ：3.45kPa（ドライ ウ ェル −サ
プレッシ ョ ン・チェ ン
バ間 差圧 ）
（設 計値 ）

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

設計 値を 設 定

格納容器スプレイによる圧力抑制
効果の観点で厳しい高めの水温として ，年 間の 気象 条 件変 化を 包 含する高 めの 水 温を 設定
外部 水源 の温度

35℃

35℃ 以下

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（4／5）
解析条件の不確かさ

項

目
解析条件

初期条件

条件 設定 の 考え 方

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

西側淡水貯水設備及び代替淡水貯槽の 管理 下 限値 を設 定

管理 値下 限 の容 量と して 事 象発 生か ら 7 日間 後ま で に必要 な 容 量 を 備 え て お り， 水 源 は 枯 渇 し な い こ と か ら 運転
員等 操作 時 間に 与え る影 響 はな い。
管理 値下 限 の容 量と して 事 象発 生か ら 7 日間 後ま で に必要 な 容 量 を 備 え て お り， 燃 料 は 枯 渇 し な い こ と か ら 運転
員等 操作 時 間に 与え る影 響 はな い。

約 8,600m ３ 以 上（西側淡 水 貯水 設備＋代 替淡 水 貯槽 ）
約 1,010kL 以上（軽油貯 蔵 タン ク＋
可搬型設 備 用軽 油タ
ンク ）

事故条件
重大事故等対策に関連する機器条件

添付 2.3.2.4-7

外部 水源 の容量

約 8,600m ３

燃料 の容量

約 1,010kL

起因 事象

外部電源喪失−安全 機能 の 喪失に対する 仮定

緊急用 125V 系蓄電池，
非常用ディーゼル発
電機等及び原子炉隔
離時冷却系の機能喪失−送電系統又は所内主発電設備の故
障等 によ っ て，外 部電 源 が喪 失す るもの とし て 設定
緊急 用 125V 系蓄 電池 ， 非常 用デ ィーゼル発電機等及び原子炉隔離時
冷却 系の 機 能喪 失を 設定

外部 電源

外部電源なし−タービン 加 減弁 急速 閉信
号又は原 子 炉保 護系 電源喪失

原子 炉ス クラム

逃が し安 全弁

原子炉水位低(レベル３)信号（遅れ時間 1.05 秒）（原子炉 圧 力制 御時 ）（原子炉圧力制御時）
安全弁機 能安全弁機能
7.79MPa[gage]〜
7.79MPa[gage]〜
8.31MPa[gage]
8.31MPa[gage]385.2t／ h（1 個当 た り）
385.2t／h（1 個当たり）〜〜410.6t／h（1 個当たり）
410.6t／ h（1 個当 た り）
（設 計値 ）
（原子炉手動減圧操
作時）
逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個を開放することによる原子炉
減圧

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

最確 条件（原子炉 手 動減 圧操
作時）
逃がし安 全 弁（ 自動 減圧機能） 7 個 を 開放 す
ることによる原子炉
減圧

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

−

−

−

−

起因 事象 と して，外部 電 源が 喪失 す
るこ とを 想 定

外 部 電 源 喪 失 は 起 因 事象 と し て 設 定 し て い る こ と か ら，
外部 電源 が ある 場合 につ い ては 考慮 し な い。

外部 電源 喪 失は 起因 事象 と して 設定 し て いる こと か ら，外部電 源が あ る場 合に つい て は考 慮し な い 。

原子炉水位低下を厳しくする観点
で，外 部電 源 喪失 に伴 う ター ビン 蒸
気加減弁急閉信号及び原子炉保護
系電 源喪 失 は保 守的 に考 慮 せず，原子炉 水位 低（ レベ ル ３）によ る原 子
炉ス クラ ム を設 定

最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 原 子 炉 熱 出 力 の 低 下 が 早 くな
る た め ， 原 子 炉 か ら サプ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル に 流 出 する
蒸 気 量 が 減 少 す る こ とで ， 原 子 炉 水 位 の 低 下 が 遅 く なるが ， 操 作 手 順 （ 速 や かに 注 水 手 段 を 準 備 す る こ と ） に変
わ り は な く ， 運 転 員 等操 作 時 間 に 与 え る 影 響 は な い 。また ， 同 様 に 格 納 容 器 圧力 ， サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水位
及 び サ プ レ ッ シ ョ ン ・プ ー ル 水 温 度 の 上 昇 が 遅 く な り，
こ れ ら の パ ラ メ ー タ を操 作 開 始 の 起 点 と す る 運 転 員 等操
作の 開始 時 間は 遅く なる 。
解 析 条 件 は 最 確 条 件 と同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

最確 条件 と した 場合 には ，原子 炉熱 出 力の 低下 が早 く なる
ため ，原 子炉 か らサ プレ ッ ショ ン・プ ール に流 出す る 蒸気
量が 減少 す るこ とで ，原 子 炉水 位の 低 下並 びに 格納 容 器圧
力及 び雰 囲 気温 度の 上昇 が 緩和 され る こ とか ら，評価 項 目とな るパ ラ メー タに 対す る 余裕 が大 き く なる 。

設計 値を 設 定
なお，安全 弁 機能 は逃 が し弁 機能 に比べて原子炉圧力が高めに維持され，原 子炉 減 圧操 作時 に 原子 炉圧 力が所定の圧力に到達するまでの時
間が 遅く な るた め，事 象 発生 初期 において高圧注水機能が喪失し低圧
注水機能を用いて原子炉注水を実施す る事 故 シー ケン スに お いて は，
評価項目に対して厳しい条件となる
逃がし安全弁の設計値に基づく原
子炉圧力と蒸気流量の関係から設定解 析 条 件 は 最 確 条 件 と同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
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 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
なお ，本 事故 シ ーケ ンス に おい ては ，高圧 注水 機能 で ある
高圧 代替 注 水系 を手 動起 動 させ るこ と か ら，逃が し弁 機 能に期待した場合でも評価項目となるパラメータに与える
影響 はな い 。

解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はな
い。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（5／5）
解析条件の不確かさ

項

目

重大事故等対策に関連する機器条件

添付 2.3.2.4-8

解析条件

最確 条件

高圧 代替 注水系

・注水流量：
136.7m ３ ／h
・注水圧力：
1.04MPa[gage]〜
7.86MPa[gage]

・注水流 量 ：136.7m ３ ／h
・注水圧 力 ：1.04MPa[gage]〜
7.86MPa[gage]

残留 熱除 去系
（低 圧注 水系）

・注水流量：
0m ３ ／h〜
1.676m ３ ／h
・注水圧力：
0MPa[dif]〜
1.55MPa[dif]・注水流 量 ：0m ３ ／h〜
1,676m ３ ／h 以上
・注水圧 力 ：0MPa[dif]〜
1.55MPa[dif]（原子炉注水単独時）
・注水流量：
0m ３ ／h〜110m ３ ／h

（原子炉 注 水単 独時 ）・注水流 量 ：0m ３ ／h〜110m ３ ／ h
以上
・注水圧 力 ：0MPa[dif]〜
1.4MPa[dif]低圧 代替 注水系
（可 搬型）

代替 格納 容 器スプレ
イ冷 却系 （ 可搬型）

残留 熱除 去 系（格納容器ス プレ イ 冷却系）
及び 残留 熱 除去系（サ プレ ッ ション・プ
ール 冷却 系）

・注水圧力：
0MPa[dif]〜
1.4MPa[dif]（原子炉注水と格納
容器スプレイ併用時）
・注水流量：50m ３ ／h

（原子炉注水と格納
容器スプ レ イ併 用時 ）・注水 流 量 ： 50m ３ ／ h
以上

スプレイ流量：130m ３ ／h（一定）スプレイ 流 量：130m ３ ／h（ 一 定）

スプレイ流量：1.9×10 ３ m ３ ／h
（95％：ドライウェ
ル，5％：サプレッション・チェンバ）

スプ レイ 流 量：
1.9×10 ３ m ３ ／h
（95％： ド ライ ウェ
ル，5％ ：サ プレ ッ シ
ョン ・チ ェ ンバ ）熱交換器 1 基当たり
約 43MW（サプレッション・プ
ール水温度 100℃，海水温度 32℃において）熱交換器 1 基当 たり
約 43MW 以上（サプレ ッ ショ ン・プ
ール水温 度 100℃，海水 温 度 32℃ 以 下 に おいて）条件 設定 の 考え 方

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

設計 値を 設 定
高圧 代替 注 水系 は，ター ビン 回 転数制御により原子炉圧力に依らず一定の流量にて注水する設計となっ
てい る

解 析 条 件 と 最 確 条 件 は同 様 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

解析 条件 と 最確 条件 は同 様 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はな
い。

炉心冷却の観点で厳しい設定として，設計 基準 事故 の 解析 で用 い る最小流 量特 性 を設 定

最 確 条 件 と し た 場 合 ， 注 水 流 量 0m ３ ／ h 〜 1,676m ３ ／ h（0MPa［ dif］〜 1.55MPa［dif］）の 場合 は，解析 条件 と最 確 条 件 は 同 等 で あ るこ と か ら ， 運 転 員 等 操 作 時 間 に与え る 影 響 は な い 。 ま た ， 注 水 流 量 0m ３ ／ h〜 1,676m ３ ／ h
未満（0MPa［ dif］〜1.55MPa［dif］）の 場合 は ，注 水開
始 後 の 原 子 炉 水 位 の 回復 が 早 く な り ， 原 子 炉 水 位 の 維持
操 作 の 開 始 が 早 く な るが ， 注 水 後 の 調 整 操 作 で あ る ことから ，運 転 員等 操作 時間 に 与え る影 響 は ない 。
最確 条件 と した 場合 ，注水 流量 0m ３ ／h〜110m ３ ／ h（ 0MPa
［dif］ 〜 1.4MPa［ dif］ ） の 場 合 は ， 解 析 条 件 と 最 確 条
件 は 同 等 で あ る こ と から ， 運 転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る影
響は ない。ま た，注 水 流量 0m ３ ／h〜110m ３ ／h 未 満（0MPa［dif］ 〜 1.4MPa［ dif］ ） の 場 合 は ， 注 水 開 始 後 の 原 子
炉 水 位 の 回 復 が 早 く なり ， 原 子 炉 水 位 の 維 持 操 作 の 開始
が 早 く な る が ， 原 子 炉減 圧 か ら 水 位 回 復 ま で の 原 子 炉水
位 を 継 続 監 視 し て い る期 間 の 流 量 調 整 操 作 で あ る 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 ，注 水流 量 0m ３ ／ h〜 1,676m ３ ／h（ 0MPa
［dif］ 〜1.55MPa［dif］ ）の 場 合 は ， 解 析 条 件と 最 確 条
件は 同等 で ある こと から ，評価 項目 と なる パラ メー タ に与える 影響 は ない 。ま た ，注 水 流量 0m ３ ／h〜1,676m ３ ／h 未
満 （0MPa［dif］ 〜1.55MPa［dif］ ） の 場 合 は ，注 水 開 始
後の 原子 炉 水位 の回 復が 早 くな るこ と か ら，評価 項目 と な
るパ ラメ ー タに 対す る余 裕 は大 きく な る 。

格納容器圧力上昇を抑制可能な流量と して ， 運転 手順 に基 づ き設 定

解 析 条 件 と 最 確 条 件 は同 様 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

解析 条件 と 最確 条件 は同 様 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

設計 値を 設 定

解 析 条 件 は 最 確 条 件 と同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

熱交 換器 の 設計 性能 に基 づ き，残留熱除去系の除熱性能を厳しくする観点 で，過去 の実 績 を包 含す る 高めの海 水温 度 を設 定

最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 解 析 条 件 で 設 定 し て い る 海水
温 度 と 同 等 以 下 と な る。 32℃ の 場 合 は ， 解 析 条 件 と 最確
条 件 は 同 等 で あ る こ とか ら 運 転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る影
響は ない 。32℃未 満 の場 合は ，除 熱性 能 が 向上 する た め，
格 納 容 器 圧 力 及 び サ プレ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 度 の 上昇
が 遅 く な る が ， 残 留 熱除 去 系 （ サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ール
冷 却 系 ） に よ る 格 納 容器 除 熱 後 に こ れ ら の パ ラ メ ー タを
操 作 開 始 の 起 点 と す る運 転 員 等 操 作 は な い こ と か ら ，運転員 等操 作 時間 に与 える 影 響は ない 。

最確 条件 と した 場合 には ，解析 条件 で 設定 して いる 海 水温度と 同等 以 下と なる 。32℃ の場 合は ，解析 条件 と最 確 条件
は同等であることから評価項目となるパラメータに与える影 響は な い。32℃ 未満 の 場合 は，除 熱性 能が 向上 す るた
め，格納 容器 圧 力及 び雰 囲 気温 度の 上 昇が 緩和 され る ことから ，評 価項 目 とな るパ ラ メー タに 対 する 余裕 が大 き くなる。

炉心冷却性の観点で厳しい設定として ，設 備設 計上 の 最低 要求 値 である最 小流 量 特性 を設 定

設計 に基 づ き，併 用 時の 注入 先 圧力
系統圧損を考慮しても確保可能な流量 を設 定最確 条件 と した 場合 ，注 水 流量 0m ３ ／h〜 110m ３ ／h（ 0MPa
［dif］〜 1.4MPa［dif］）の 場合 は，解析 条件 と最 確 条件
は同 等で あ るこ とか ら，評 価項 目と な るパ ラメ ータ に 与える 影 響 は な い 。 ま た ， 注 水 流 量 0m ３ ／ h〜 110m ３ ／ h 未 満（0MPa［dif］〜1.4MPa［dif］）の 場合 は ，注 水 開始 後の原子 炉水 位 の回 復が 早く な るこ とか ら ，評 価項 目と な るパ
ラメ ータ に 対す る余 裕は 大 きく なる 。

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（1／5）

項

解析上の操作開始時間目

操作条件

高圧代替注水系の 起動 操 作

事象発生から25 分後

添付 2.3.2.4-9

条件設定の
考え方

操作 不確 か さ要 因

可搬型照明の準備完了後，運転手順に基づき，直流電源喪失を確認
し，高圧代替注水系の準備が完了
した時点で原子炉注水を開始するため，状況判断
及び高圧代替注
水系の起動操作に要する時間を考慮して設定【認 知】
可搬 型照 明 の準 備完 了後 ，中 央 制御 室に て 機器 ラン プ 表示 消灯 ，機 器故 障 警報，
照明 の消 灯 等に より 原子 炉 スク ラム ，全 電源 喪失 等 を確 認す る 。可 搬 型照 明の準備 に 1 分 ，事 象初 期の 状 況判 断に 余 裕 時間 を含 め 10 分 を 想定 して い る。 よって ，認 知 時間 とし て余 裕 を含 めて 11 分を 設定 し てお り， 十分 な 時間 余裕 を確保 して い るこ とか ら，認知 遅 れが 操作 開始 時間 に 影響 を及 ぼす 影 響は 非常 に小さ い。
【要 員配 置 】
中央 制御 室 での 操作 のみ で あり ，当 直運 転員 は中 央 制御 室に 常駐 し てい るこ とから ，要 員 配置 が操 作開 始 時間 に与 え る 影響 はな い 。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 移 動 が操 作開 始 時間 に与 える 影 響は ない 。
【操 作所 要 時間 】
高圧 代替 注 水系 に必 要な 負 荷の 電源 切 替 操作 とし て 4 分，高 圧代 替注 水 系の 起
動操 作と し て 6 分を 想定 し ，余 裕時 間 を 含め て操 作 時間 とし て 10 分 を 設定 し
てい る 。い ずれ も 中央 制御 室 の制 御盤 の スイ ッチ に よる 簡易 な操 作 であ り ，操作所 要時 間 が長 くな る可 能 性は 非常 に 低 く，操 作 所要 時間 が 操作 開始 時 間に 影
響を 及ぼ す 可能 性は 非常 に 小さ い。
【他 の並 列 操作 有無 】
原子 炉注 水 を最 優先 に実 施 する ため ，他 の並 列操 作 が操 作開 始時 間 に与 える 影
響は ない 。
【操 作の 確 実さ 】
全電源喪失時の状況を考慮して可搬型照明を確保した後に操作を実施する想定と して お り，ま た ，中 央制 御 室の 制御 盤の スイ ッ チに よる 簡易 な 操作 であ ること から ，誤操 作 は起 こり に くく ，誤操 作等 が操 作 開始 時間 に影 響 を及 ぼす 可
能性 は非 常 に小 さい 。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響認知 時間 ，高 圧 代替 注
水系に必要な負荷の電源切替操作及び高圧代替注水系の起動
操作 時間 は，余 裕時 間を含めて設定しているこ とか ら，実 態の 開
始時間は解析上の設定よりも若干早まる
可能 性が あ るが ，原 子
炉注水操作を最優先に実 施す る ため ，こ の他の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 響操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

実態の操作開始時間
は解析上の操作開始
時間よりも早くなる
可能 性が あ り，この 場
合は ，原 子 炉へ の注 水
開始が早くなること
で，原子 炉 水位 の回 復が早 くな り ，評 価項 目となるパラメータに対する余裕は大きくなる 。

操作開始時間が事象
発 生 25 分 後と 同様 である が，高 圧の 注水 系
統により原子炉注水を実施する本事故シーケ ンス に 比べ て，原
子炉減圧を実施し低圧の注水系統により原子炉注水を実施することから原子炉水位の低下の観点でより厳 しく な る「 ＬＯ Ｃ
Ａ時 注水 機 能喪 失」におい て ，10 分の 原子 炉
減圧開始遅れを想定した 場合 で も，燃料 被覆管の最高温度は約706 ℃ で あ り ， 燃 料 被覆管の破裂は発生せず，評価 項 目を 満足 することから時間余裕があ る。
（添 付資 料 2.6.7）

中央制御室における操作のため，シミュレータ（模擬操作含む。）にて訓練実績を取得。
解析上においては，起因事象の外部電源喪失から全電源喪失の認知後の高圧代替注水系の起 動操 作 まで 25分としているとこ
ろ，訓練実績は約14 分。 想定 の範 囲
内で意図している
運転操作が実施可
能であることを確
認し た。

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（2／5）

項

解析上の操作開始条件目

操作条件

添付 2.3.2.4-10

逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水操作）

事象発生から
8 時間 1 分後

条件設定の
考え方

操作 の不 確 かさ 要因

実際には，低圧で注水可能な系統（低圧代替注水系（可搬型））が準備できた時点
でサプレッション・プール水温度
が熱容量制限を超過している場
合は原子炉減圧を実施するが，余裕時間を確認する観点で 8 時間後に低圧代替注水系（可搬型）の準備が完了するものとし，原子炉減圧に要する時間を考慮して設定【認 知】
可搬 型照 明 の準 備完 了後 ，中央 制御 室 にて 機器 ラン プ 表示 消灯 ，機器 故障 警報 ，
照明 の消 灯 等に より 原子 炉 スク ラム ，全 電源 喪失 等 を確 認す る。可搬 型 照明 の準備 に 1 分 ，事 象 初期 の状 況 判断 に余 裕 時間 を含 め 10 分を 想 定し てい る。 よって ，認 知 時間 とし て余 裕 を含 めて 11 分 を設 定し て おり ，十 分な 時 間余 裕を確保 して い るこ とか ら ，認知 遅れ が操 作 開 始時 間に 影 響を 及ぼ す影 響 は非 常に
小さ い。
【要 員配 置 】
現場 での 操 作は ，中央 制 御室 の当 直運 転 員 とは 別に 現 場操 作を 行う 当 直運 転員（現 場 ）及 び重 大事 故 等対 応要 員 を配 置 して いる 。これ らの 要 員は ，操作 の実
施期 間中 に 他の 操作 を担 っ てい ない こ と から ，要員 配 置が 操作 開 始時 間に 与える影 響は な い。
【移 動・ 操 作所 要時 間】
低圧 代替 注 水系（可 搬 型）に用 い る可 搬型 代替 注水 中 型ポ ンプ 等は 車 両で あり ，
自走 にて 作 業現 場へ 移動 す るこ とを 想 定 して いる 。仮 に地 震等 の 外部 事象 が起因事 象で ，ア クセ ス ルー トに 被 害が ある 場合 でも ，ホ イー ル ロー ダ等 に て必 要
なア クセ ス ルー トを 復旧 で きる 体制 と し てい る 。要 員 の移 動時 間に 20 分,可搬型代 替注 水 中型 ポン プ準 備 ，ホ ース 敷 設等 として 150 分を 想定 して い る。また ，異なる要員にて並行して実施する原子炉注水のための系統構成として移動も含め 125 分 を 想 定 し て い る 。 い ず れ も 十 分 な 時 間 余 裕 を 確 保 し て い る こ とから ，移 動及 び 操作 所要 時 間が 操作 開始 時 間 に影 響を 及 ぼす 可能 性は 非 常に 小さい。
逃が し安 全 弁（自 動 減圧 機能 ）の 手動 に よ る原 子炉 減 圧操 作と して 余 裕時 間を含めて 1 分 を設 定し てい る 。中央 制御 室 の 制御 盤の ス イッ チに よる 簡 易な 操作
であ り，操作 所要 時 間が 長く な る可 能性 は非 常に 低 く，操 作 所要 時間 が 操作 開
始時 間に 影 響を 及ぼ す可 能 性は 非常 に 小 さい 。
【他 の並 列 操作 有無 】
他の 並列 操 作は ない こと か ら操 作開 始 時 間に 与え る 影響 はな い。
【操 作の 確 実さ 】
現場 での 操 作は，操 作の 信頼 性 の向 上や 要員 の安 全 のた め，操作 要員 2 人以 上
で実 施す る こと とし てお り，誤 操作 は起 こり にく い こと から ，誤 操作 等 が操 作
開始 時間 に 影響 を及 ぼす 可 能性 は非 常 に 小さ い。
中央 制御 室 での 操作 は ，中央 制御 室の 制 御 盤の スイ ッ チに よる 簡易 な 操作 であり，誤 操 作は 起こ り にく いこ と から，誤 操 作等 が操 作 開始 時間 に影 響 を及 ぼす
可能 性は 非 常に 小さ い。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響認知 時間 及 び移 動・操
作所 要時 間 は，余裕 時
間を含めて設定している こと か ら，実態 の操作開始時間は解析上の設定よりも若干早まる可能性がある
が，その 他の 操 作と 並列して実施する場合
でも ，順 次実 施 し所 定の時間までに操作を完了できることから
影響 はな い 。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響実態の操作開始時間
は解析上の設定から早まる可能性がある
が，可搬 型 代替 注水 中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）によ る 原子 炉注 水に移行するまでの期
間は ，高 圧 代替 注水 系
により原子炉注水が確保されていること
から ，評 価 項目 とな るパラメータに与える
影響 はな い 。

操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

可搬型代替注水中型
ポンプを用いた低圧
代替 注水 系 （可 搬型 ）の準備完了後に実施する もの で あり ，評 価
上は余裕時間を確認する 観点 で 8 時 間後 に準備が完了するものとし てお り ，準 備時 間が確保できることから， 時間 余 裕が ある 。

アクセスルートの復旧（が れ き撤 去）
及び可搬型代替注
水中型ポンプ準
備，ホース敷設等
は，移動も含め所
要時 間を 170 分 と想定している。要員の 移動 時 間は 20分以内であり，可
搬型代替注水中型
ポンプ準備，ホース敷設等は，移動も含め訓練実績等
では 約 154 分。 原
子炉注水のための系統構成は，移動も含め所要時間を125 分 と 想 定 し ているところ，訓練
実 績 等 で は 約 115
分，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作は，所要時 間を 1 分と 想定しているところ
訓練実績等では約1 分 。想 定し てい る
範囲内で意図している運転操作が実施可能であることを確 認し た 。

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（3／5）

項

解析上の操作開始条件目

操作条件

添付 2.3.2.4-11

可搬型代替
注水中型ポ
ンプを用い
た低圧代替
注水系（可搬型）による原
子炉注水操
作に用いる
可搬型代替
注水中型ポ
ンプへの燃
料給油操作

低圧代替注水系（可搬型）
による原子炉
注水開始から
適宜

条件設定の
考え方

操作 の不 確 かさ 要因

可搬型代替注水中型ポンプへの燃料給油操作は，解析条件ではないが，解析で想定している操作の成立や継続に必要な作業であり，燃料が枯渇しな
いように設定【認 知】「逃 がし 安 全弁（ 自動 減 圧機 能）の手 動 によ る原 子 炉減 圧操 作（ 可搬 型代 替 注
水中 型ポ ン プを 用い た低 圧 代替 注水 系（ 可搬 型）によ る原 子 炉注 水操 作）」と同様 であ り ，認 知遅 れが 操 作開 始時 間 に 影響 を及 ぼ す可 能性 は非 常 に小 さい 。
【要 員配 置 】
本操 作を 実 施す る参 集要 員 は，操作 の実 施期 間中 に 他の 操作 を担 っ てい ない ことか ら， 要 員配 置が 操作 開 始時 間に 与 え る影 響は な い。
【移 動・ 操 作所 要時 間】
燃料 給油 操 作に 用い るタ ン クロ ーリ は 車 両で あり ，参集 後 ，自走 にて 作 業現 場
へ移 動す る こと を想 定し て いる 。仮に 地 震等 の外 部 事象 が起 因事 象 で ，ア クセ
スル ート に 被害 があ る場 合 でも ，ホ イー ルロ ーダ 等 にて 必要 なア ク セス ルー トを復 旧で き る体 制と して い る。可搬 型設 備用 軽油 タ ンク から タン ク ロー リへ の
燃料 給油 操 作と して 移動 も 含め 90 分を 想定 して お り， 十分 な時 間 余裕 を確 保
して いる こ とか ら，移動 及び 操 作所 要時 間が 操作 開 始時 間に 影響 を 及ぼ す可 能
性は 非常 に 小さ い。
【他 の並 列 操作 有無 】
他の 並列 操 作は ない こと か ら操 作開 始 時 間に 与え る 影響 はな い。
【操 作の 確 実さ 】
現場 での 操 作は ，操作 の信 頼 性の 向上 や 要員 の安 全 のた め ，操 作要 員 2 人 以上
で実 施す る こと とし てお り ，誤操 作は 起 こり にく い こと から ，誤操 作 等が 操作
開始 時間 に 影響 を及 ぼす 可 能性 は非 常 に 小さ い。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響認知 時間 及 び移 動・操
作所 要時 間 は，余裕 時
間を含めて設定している こと か ら，実態 の操作開始時間は解析上の設定よりも若干
早ま る可 能 性が ある 。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響実態の操作開始時間
は解析上の設定から早まる可能性がある
が，評価 項 目と なる パ
ラメータに直接影響を与 える こ とは ない 。

操作 時間 余 裕

訓練 実績 等各機器の燃料が枯渇しない時間内に実施することで炉心損傷を回避することが可能で あり ，低圧 代替 注
水系（可 搬 型）によ る
原子 炉注 水 開始 か ら 3
時間半程度の時間余裕が ある 。

可搬型代替注水中型ポンプへの燃料
給油操作は，移動も含 めて 90 分を 想定しているところ
訓練実績等では約80 分。ま た，以降 ，各機器の燃料が枯渇しない時間間隔（許容時間）以内で実施することとしており，許容時
間 210 分 のと ころ ，訓練実績等により約 18 分。許 容時 間
内で意図している作業が実施可能であることを確認した。

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（4／5）

項

解析上の操作開始条件目

操作条件

添付 2.3.2.4-12

可搬型代替
注水中型ポ
ンプを用い
た代替格納
容器スプレ
イ冷 却系（ 可搬型 ）によ る
格納容器冷
却操 作

格納容器圧力279kPa［ gage］
到達時

条件設定の
考え方

操作 の不 確 かさ 要因

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響操作 時間 余 裕

訓練 実績 等運転手順に基づき格納容器ベント実
施基準である格納容器最高使用圧力（310kPa[gage]）に対する余裕を考
慮し設定

【認 知】
事故 時に は 重要 監視 パラ メ ータ であ る サ プレ ッシ ョ ン・チ ェン バ 圧力 を継 続監視し てお り ，ま た ，格 納容 器ス プ レイ の 操作 実施 基 準（ サプ レ ッシ ョン・チェ
ンバ 圧力 279kPa[gage]）に到 達す る のは 事象 発生 約 13 時 間 後で あり ，比較 的
緩や かな パ ラメ ータ 変化 で ある こと か ら ，認知 遅れ が 操作 開始 時間 に 影響 を及ぼす 可能 性 は非 常に 小さ い 。
【要 員配 置 】
現場 での 操 作は ，中央 制 御室 の当 直運 転 員 とは 別に 現 場操 作を 行う 当 直運 転員（現 場 ）及 び 重大 事故 等 対応 要員 を配 置 して いる 。こ れら の要 員 は ，操 作の 実
施期 間中 に 他の 操作 を担 っ てい ない こ と から ，要員 配 置が 操作 開 始時 間に 与える影 響は な い。
【移 動】
格納 容器 ス プレ イの ため の 系統 構成 の 実 施場 所は ，原 子炉 注水 の ため の系 統構成と 同じ 原 子炉 建屋 内で あ り，操 作要 員 はす でに 配 置済 みで ある こ とか ら ，移動が 操作 開 始時 間に 与え る 影響 はな い 。
【操 作所 要 時間 】
格納 容器 ス プレ イの ため の 系統 構成 と し て 175 分 を 想定 して おり ，十 分な 時間
余裕 を確 保 して いる こと か ら ，操 作所 要 時 間が 操作 開 始時 間に 影響 を 及ぼ す可
能性 は非 常 に小 さい 。
【他 の並 列 操作 有無 】
原子 炉水 位 の調 整操 作を 並 列し て実 施 す る場 合が あ るが ，異な る 要員 によ る対応が 可能 で ある ため，他 の並 列操 作 が操 作 開始 時間 に 与え る影 響は な い。ま た，代替 格納 容 器ス プレ イ冷 却 系（ 可搬 型 ）は，低圧 代 替注 水系（ 可搬 型）と ポン
プ等 を共 用 して いる が ，原子 炉注 水と 格 納 容器 スプ レ イの 流量 を同 時 に確 保可
能な ポン プ 容量 を備 えて い るた め ，原 子 炉 注水 と格 納 容器 スプ レイ の 同時 運用
が可 能で あ る。
【操 作の 確 実さ 】
当直 運転 員（ 現場 ）及び 重 大事 故等 対 応 要員 の現 場 操作 は ，操 作 の信 頼性 向上
や要 員の 安 全の ため 2 人 1 組で 実施 す る こと とし て おり ，誤操 作 は起 こり にくく， 誤操 作 等が 操作 開始 時 間に 影響 を 及 ぼす 可能 性 は小 さい 。

左記のとおり操作不確かさ要因により操
作開始時間に与える影響は小さいことから，実態 の操 作 開始 時
間は解析上の設定とほぼ 同等 で ある 。
本操 作は ，解 析 コー ド
及び 解析 条 件（ 操作 条件 を 除 く 。） の 不 確 かさに より ，操 作 開始 時
間が遅くなる可能性があ るが ，並 列 して 実施する場合がある原
子炉水位の調整操作とは異なる当直運転員による対応が可能
であ るこ と から ，こ の他の操作に与える影
響は ない 。

実態の操作開始時間
は解析上の設定とほぼ同等であることから，評価 項 目に 与え る
影響 はな い 。
解析コード及び解析
条件（操作条件を除く 。） の 不 確 か さ に より，操作 開 始時 間が 遅くなる可能性がある
が，この 場 合で も，パラメータが操作実施
基準に到達した時点で開始することで同等の 効果 が 得ら れ，有効性評価解析における格納容器圧力の最高値に変わりがない
こと から ，操作 開始 が遅くなることにより評価項目となるパラ
メータに与える影響
はな い。

事象 発生 の 約 13 時 間
後に実施するものであり ，低 圧 代替 注水 系
（可 搬型 ）と同 じ可 搬型代替注水中型ポンプを 使用 し ，評 価上 は余裕時間を確認する観点で可搬型代替注水中型ポンプの準備完了を 8 時 間後 と想 定
して おり ，準備 時間 が確保 でき る こと から ，
時間 余裕 が ある 。

格納容器スプレイのための系統構成
は ，所 要時 間を 175分想定しているところ，訓練実績等
では 約 124 分。 想定している範囲内
で意図している運転操作が実施可能であることを確認
した 。

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（5／5）

項

解析上の操作開始条件目

操作条件

添付 2.3.2.4-13

残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水並
びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
による格納
容器除熱操
作

事 象 発 生 24
時間 10 分後

条件設定の
考え方

操作 の不 確 かさ 要因

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作の完了後，残留熱除去系の起動操作に要する
時間を考慮して設定【認 知】
常設 代替 高 圧電 源装 置に よ る非 常用 母 線 の受 電操 作 の完 了後 ，一 連の 操 作と して実 施す る ため ，認知 に大 幅 な遅 れが 生 じる こと は 考え にく く ，認 知 遅れ が操
作開 始時 間 に影 響を 及ぼ す 可能 性は 非 常 に小 さい 。
【要 員配 置 】
中央 制御 室 での 操作 のみ で あり ，当 直運 転員 は中 央 制御 室に 常駐 し てい るこ とから ，要 員 配置 が操 作開 始 時間 に与 え る 影響 はな い 。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 移 動 が操 作開 始 時間 に与 える 影 響は ない 。
【操 作所 要 時間 】
残留 熱除 去 系海 水系 の起 動 操作 とし て 4 分，残 留 熱除 去系 に よる 原子 炉 注水 操
作と し て 2 分を 想 定し ，余 裕時 間を 含 めて 操作 時間 と して 6 分を 設定 し てい る。
いず れも 中 央制 御室 の制 御 盤の スイ ッ チ によ る簡 易 な操 作で あり ，操 作 所要 時
間が 長く な る可 能性 は十 分 に低 く，操作 所要 時間 が 操作 開始 時間 に 影響 を及 ぼす可 能性 は 非常 に小 さい 。
【他 の並 列 操作 有無 】
原子 炉水 位 の調 整操 作を 並 列で 実施 す る 場合 があ る が，異 な る当 直運 転 員に よる対 応が 可 能で ある こと か ら，他の 並列 操作 が操 作 開始 時間 に与 え る影 響は ない。
【操 作の 確 実さ 】
中央 制御 室 の制 御盤 のス イ ッチ によ る 簡 易な 操作 の ため，誤 操作 は起 こ りに く
く， 誤操 作 等が 操作 時間 に 影響 を及 ぼ す 可能 性は 非 常に 小さ い。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響操作 所要 時 間は ，余 裕
時間を含めて設定してい るこ と から ，実 態の操作開始時間は解析上の操作開始時間
よりも若干早まる可能性 があ る 。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響実態の操作開始時間
は解析上の操作開始
時間より早くなる可能性 があ る が，この 場
合でも格納容器除熱の開始が早くなることで格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇は緩和されることから，評価 項 目と なる パ
ラメータに対する余裕は 大き く なる 。

操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

非常用母線の受電後に実施するものであり， 評価 上 は 24 時 間
後に非常用母線の受電が完了する想定として おり ，準備 時間 が確保 でき る こと から ，
時間 余裕 が ある 。

中央制御室における操作のため，シミュレータ（模擬操作含む。）にて訓練実績を取得。
残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱は所
要時 間 を 6 分想 定
しているところ，訓練 実績 で は，約 4分。想定の範囲内
で意図している運転操作が実施可能
なことを確認した。

添付資料 2.3.2.5
原子炉注水開始が遅れた場合の時間余裕について

高圧代替注水系の起動操作は，状況判断及び高圧代替注水系の起動操作に要する時間を考慮して，解析上事象発生 25 分後開始するものとしている。高圧代
替注水系は，原子炉の減圧操作なしに高圧で原子炉注水が可能な系統であり，少なくとも原子炉水位が燃料有効長頂部に到達する前までに起動操作を実施することで炉心のヒートアップを防止することが可能である。
このため，高圧代替注水系の起動操作に係る操作時間余裕を把握するため，原子炉注水が実施されない場合に原子炉水位が燃料有効長頂部に到達するまでの時間を評価した。この結果，原子炉水位が燃料有効長頂部に到達するのは，事象発生約 40 分（39.6 分）後であり，少なくとも 14 分の操作時間余裕が確保されている。

20

原子炉水位（シ ュラウド内外水位）

原子炉水位（シュラウド内外水位）

15

レベル 8
レベル 3
レベル 2

10

レベル 1
燃料有効長頂部

燃料有効長底部

5

（ｍ）
(m)
(m)
0
0

10

20

30

40

事故後の時間（min）
SA3NT2SBO99AG4NS005

第1図

原子炉水位（シュラウド内外水位）の推移

添付 2.3.2.5-1

添付資料 2.3.2.6
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 （ Ｔ Ｂ Ｄ ， Ｔ Ｂ Ｕ ））1.

水源に関する評価①

淡水源（有効水量）
・ 西 側 淡 水 貯 水 設 備 ： 4,300m ３

2.
①

水使用パターン
可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水
事象発生 8 時間 1 分後，西側淡水貯水設備を水源とした可搬型
代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水を実施する。
炉心冠水後は，原子炉水位高（レベル８）設定点から原子炉水位低（レベル３）設定点の範囲で注水する。
交流動力電源が復旧した後，可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水を停止する。

②

可搬型代替注水中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
格 納 容 器 圧 力 が 279kPa[gage]に 到 達 す る 事 象 発 生 約 13 時 間 後 ，
西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代替注水中型ポンプを用いた格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却を実施する。
交流動力電源が復旧した後，可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却を
添付 2.3.2.6-1

停止する。

3.

時間評価
事象発生から可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水が開始されるまでは，高圧代替注水系
により原子炉注水を実施するため，西側淡水貯水設備の水量は減少しない。
事象発生 8 時間 1 分以降は，可搬型代替注水中型ポンプを用いた
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水等を実施するため，西側淡水貯水設備の水量は減少する。
交 流 動 力 電 源 が 復 旧 す る 事 象 発 生 24 時 間 以 降 は ，残 留 熱 除 去 系 による原子炉注水等を実施し，可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水等を停止するため，西側
淡水貯水設備の水量の減少は停止する。
こ の 間 の 西 側 淡 水 貯 水 設 備 の 使 用 水 量 は 合 計 約 2,130m ３ で あ る 。

添付 2.3.2.6-2

可搬型代替注水中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 開 始

積 算 注 水 量 (m３ )可搬型代替注水中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開始

4,300m３
可搬型代替注水中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 停 止
可搬型代替注水中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停止

事 故 後 の 時 間 （ h）

第 1図

外部水源による積算注水量（ 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ Ｔ Ｂ Ｄ ， Ｔ Ｂ Ｕ ））4.

水源評価結果時 間 評 価 の 結 果 か ら ，7 日 間 の 対 応 に お い て 合 計 約 2,130m ３ の 水 が必 要 と な る が ， 西 側 淡 水 貯 水 設 備 に 4,300m ３ の 水 を 保 有 す る こ と から必要水量を確保している。このため，安定して冷却を継続することが可能である。

添付 2.3.2.6-3

添付資料 2.3.2.7
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（ＴＢＤ，ＴＢＵ））

保守的に全ての設備が，事象発生直後から 7 日間燃料を消費するものとして
評価する。
時系列
常設代替高圧電源装置 5 台起動（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
420.0L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×5 台（運転台数）＝約 352.8kL
可搬型代替注水中型ポンプ 2 台起動（低圧代替注水系（可搬型）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型））
35.7L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×2 台（運転台数）＝約 12.0kL

緊急時対策所用発電機 1 台起動（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
411L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×1 台（運転台数）＝約 70.0kL

添付 2.3.2.7-1

合計

判定

7 日間の
軽油消費量
約 352.8kL

軽油貯蔵タ
ンクの容量
は 約 800kL
であり，7 日
間対応可能

7 日間の
軽油消費量
約 12.0kL

可搬型設備
用軽油タン
クの容量は
約 210kL であり，7 日間
対応可能

7 日間の
軽油消費量
約 70.0kL

緊急時対策
所用発電機
燃料油貯蔵
タンクの容
量 は 約 75kL
であり，7 日間の対応可能

添付資料 2.3.2.8
常設代替交流電源設備の負荷（ 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ Ｔ Ｂ Ｄ ， Ｔ Ｂ Ｕ ））主要負荷リスト
起動順序【 電 源 設 備：常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 】
負荷容量
(kW)

主要機器名称緊急用母線自動起動負荷・ 緊 急 用 直 流 125V充 電 器
・その他必要な負荷
非常用母線２Ｃ自動起動負荷・ 直 流 125V充 電 器 Ａ
・非常用照明※４・ 120／ 240V計 装 用 主 母 線 盤 ２ Ａ
・その他必要な負荷
・その他不要な負荷※４
非常用母線２Ｄ自動起動負荷・ 直 流 125V充 電 器 Ｂ
・非常用照明※４・ 120／ 240V計 装 用 主 母 線 盤 ２ Ｂ
・その他不要な負荷※４
残留熱除去系海水系ポンプ
残留熱除去系海水系ポンプ
残留熱除去系ポンプ
その他必要な負荷
非常用ガス再循環系排風機
非常用ガス処理系排風機
その他必要な負荷
停止負荷
中央制御室換気系空気調和機ファン
中央制御室換気系フィルタ系ファン
その他必要な負荷
蓄電池室排気ファン
その他必 要 な 負荷
緊急用海水ポンプ
その他必要な負荷
代替燃料プール冷却系ポンプ

①

②

③
④
⑤

⑥

⑦
⑧
⑨
⑩

約 120
約 84
約 79
約 108
約 134
約 14
約 234
約 60
約 86
約 134
約 135
約 837
約 837
約 584
約3
約 55
約8
約 95
約 − 52
約 45
約8
約 183
約8
約 154
約 510
約4
約 30

負荷起動時の最
大負荷容量(kW)

定常時の連続最大
負荷容量
(kW)

約 252

約 204

約 1,206

約 1,188

約 2,388
約 3,225

約 2,025
約 2,862

約 4,287

約 3,449

約 3,743

約 3,555

約 4,132

約 3,791

約 4,345

約 3,953

約 4,935

約 4,467

約 4,576

約 4,497

負 荷 容 量 (kW)
常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 5台 の 最 大 容 量 6,900kW※ １

7,000

6,000
常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 5台 の 連 続 定 格 容 量 5,520kW※ ２
最大負荷容量
約 4,935kW

⑨

5,000

⑤
4,000

⑦

⑧

⑩

⑥
④

3,000

③
常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 2台の 最 大 容 量 2,760kW※ １

2,000

②
1,000

常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 2台の 連 続 定 格 容 量 2,208kW※ ２

①
0

▲

▲ 24

25

経 過 時 間 (h)常設代替高圧電源装置追加
3 台起動※３
常設代替高圧電源装置 2 台
起動
常設代替高圧電源装置の負荷積算イメージ
※1
※2
※3
※4

常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 定 格 出 力 運 転 時 の 容 量 （ 1,380kW×運 転 台 数 ＝ 最 大 容 量 ）常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 定 格 出 力 運 転 時 の 80％ の 容 量 （ 1,380kW×0.8×運 転 台 数 ＝ 連 続 定 格 容 量 ）非常用母線の負荷への給電に伴い，負荷容量が増加するため，常設代替高圧電源装置を 3 台追加起動する
有効性評価で期待していないが電源供給される不要な負荷

添付 2.3.2.8-1

2.3.3

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）

2.3.3.1(1)

事故シーケンスグループの特徴，炉心損傷防止対策

事故シーケンスグループ内の事故シーケンス
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）」に含まれる
事故シーケンスとしては，「1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，①「外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋Ｈ
ＰＣＳ失敗」，②「サポート系喪失（直流電源故障）（外部電源喪失）＋Ｄ
Ｇ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＨＰＣＳ失敗」である。

(2)

事故シーケンスグループの特徴及び炉心損傷防止対策の基本的考え方
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）」は，原子炉の出力運転中に全交流動力電源喪失により，電動の原子炉注水機能が喪失するとともに，逃がし安全弁 1 個が開固着することで原子炉圧力が低下し，蒸気駆動の原子炉隔離時冷却系も停止することで全ての原子炉注水機能が喪失することを想定する。このため，逃がし安全弁を介して原子炉圧力容
器内の蒸気が流出し，保有水量が減少することで原子炉水位が低下し，緩和措置が取られない場合には，原子炉水位の低下が継続し，炉心が露出することで炉心損傷に至る。
本事故シーケンスグループは，全交流動力電源が喪失した状態において，逃がし安全弁 1 個開固着によって，蒸気駆動の注水系が動作できない範囲に原子炉圧力が低下することで原子炉注水機能が喪失し，炉心損傷に至る
事故シーケンスグループである。このため，重大事故等対策の有効性評価には，直流電源及び交流動力電源の供給機能に対する重大事故等対処設備
並びに交流動力電源を必要としない重大事故等対処設備に期待することが考えられる。
2.3.3-1

以上により，本事故シーケンスグループでは，逃がし安全弁 1 個開固着によって蒸気駆動の原子炉注水機能が動作できない範囲に原子炉圧力が低下するまでの間は蒸気駆動の原子炉注水機能を用いた原子炉注水により原子炉水位を維持し，その後，原子炉圧力容器を強制的に減圧し，可搬型の原子炉注水機能を用いて原子炉へ注水することによって炉心損傷の防止を図る。また，可搬型の格納容器冷却機能を用いて格納容器冷却を実施するとともに，代替交流電源設備により交流動力電源を復旧し，最終的な熱の逃がし場へ熱の輸送を行うことによって除熱を行い格納容器破損の防止を
図る。

(3)

炉心損傷防止対策
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）」において，炉心が著しい損傷に至ることなく，かつ十分な冷却を可能とするため，初期の対策として所内常設直流電源設備，原子炉隔離時冷却系，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧及び可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水手段を整備し，安定状態に向けた対策として，常設代替高圧電源装置からの給電後の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水手段を整備する。また，格納容器の健全性を維持するため，安定状態に向けた対策として，可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器
冷却手段並びに常設代替高圧電源装置からの給電後の残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
による格納容器除熱手段を整備する。対策の概略系統図を第 2.3.3−1 図に，対応手順の概要を第 2.3.3−2 図に示すとともに，重大事故等対策の概要を以下に示す。また，重大事故等対策における手順と設備との関係を第 2.3.3
2.3.3-2

−1 表に示す。
本事故シーケンスグループにおける重要事故シーケンスにおいて必要な要員は，災害対策要員（初動）24 名及び参集要員 6 名である。
災害対策要員（初動）の内訳は，当直発電長 1 名，当直副発電長 1 名，
運転操作対応を行うための当直運転員 5 名，指揮，通報連絡を行うための災害対策要員（指揮者等）4 名及び現場操作を行うための重大事故等対応
要員 13 名である。
参集要員の内訳は，タンクローリによる燃料給油操作を行うための重大事故等対応要員 2 名，可搬型代替注水中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調整操作を行うための重大事故等対応要員
2 名並びに可搬型代替注水中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の系統構成操作及び流量調整操作を行うための重大事故等対応要員 2 名である。
必要な要員と作業項目について第 2.3.3−3 図に示す。
なお，重要事故シーケンス以外の事故シーケンスについては，作業項目
を重要事故シーケンスと比較し，必要な要員数を確認した結果，災害対策要員（初動）24 名及び参集要員 6 名で対処可能である。
ａ．原子炉スクラム，全交流動力電源喪失及び逃がし安全弁開固着の確認
外部電源が喪失するとともに，非常用ディーゼル発電機等が全て機能喪失することで，全交流動力電源喪失となり，原子炉がスクラムしたことを確認する。また，主蒸気隔離弁が閉止しているにもかかわらず，原
子炉圧力が低下していることにより逃がし安全弁の開固着を確認する。
さらに，再循環系ポンプが停止したことを確認する。
原子炉スクラム，全交流動力電源喪失及び逃がし安全弁開固着の確認に必要な計装設備は，平均出力領域計装，原子炉圧力等である。
2.3.3-3

ｂ．原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認
原子炉水位が原子炉水位異常低下（レベル２）設定点に到達した時点
で原子炉隔離時冷却系が自動起動したことを確認する。
原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認に必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域），原子炉隔離時冷却系系統流量等である。
ｃ．原子炉水位の調整操作（原子炉隔離時冷却系）
原子炉隔離時冷却系の起動により原子炉注水が開始され，原子炉水位が回復したことを確認する。また，原子炉水位回復後は，原子炉水位を
原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持する。
原子炉水位の調整操作（原子炉隔離時冷却系）に必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域）等である。
原子炉隔離時冷却系による原子炉注水は，逃がし安全弁の開固着によって，原子炉隔離時冷却系が動作できない範囲に原子炉圧力が低下するまでの間継続する。
原子炉隔離時冷却系の停止後は，逃がし安全弁を介して原子炉圧力容
器内の蒸気が流出し，保有水量が減少することで原子炉水位が徐々に低下するため，燃料有効長頂部に到達したことを確認した場合は，炉心損
傷がないことを継続的に確認する。
炉心損傷がないことを継続的に確認するために必要な計装設備は，格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）及び格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）である。
ｄ．早期の電源回復不能の確認
全交流動力電源喪失の確認後，中央制御室からの遠隔操作により外部
2.3.3-4

電源の受電及び非常用ディーゼル発電機等の起動ができず，非常用母線の電源回復ができない場合，早期の電源回復不能と判断する。これにより，常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作を開始する。
ｅ．電源確保操作対応
早期の電源回復不能の確認後，非常用ディーゼル発電機等の機能回復
操作及び外部電源の機能回復操作を実施する。
ｆ．可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動
準備操作
全交流動力電源喪失に伴う低圧注水機能喪失の確認後，可搬型代替注
水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水準備を開始する。原子炉建屋内の現場操作にて原子炉注水に必要な系統構成を実施し，屋外の現場操作にて可搬型代替注水中型ポンプの準備，ホース敷設等を実施後にポンプ起動操作を実施する。なお，逃がし安全弁の開固着により原子炉圧力が低下していることから，原子炉圧力が低圧代
替注水系（可搬型）の吐出圧力を下回った場合は，原子炉注水が開始される。
ｇ．逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作
可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動
準備操作が完了した後に，中央制御室からの遠隔操作により逃がし安全弁（自動減圧機能）を開固着したものを含め 7 個を手動開放し，原子炉減圧を実施する。
逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作に必要な計装設備は，原子炉圧力等である。
ｈ．原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（可搬型））
可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の原子2.3.3-5

炉注水操作により，原子炉水位が回復したことを確認する。原子炉水位回復後は，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持する。
原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（可搬型））に必要な計装設備
は，原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域），低圧代替注水系原子炉注水流量等である。
ｉ．タンクローリによる燃料給油操作
タンクローリにより可搬型設備用軽油タンクから可搬型代替注水中型
ポンプに燃料給油を実施する。
ｊ．直流電源の負荷切離操作
早期の電源回復不能の確認後，中央制御室内及び現場配電盤にて所内
常設直流電源設備の不要な負荷の切離しを実施することにより 24 時間
後までの蓄電池による直流電源供給を確保する。
ｋ．可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作
全交流動力電源喪失に伴い崩壊熱除去機能を喪失しているため，格納
容器圧力及び雰囲気温度が上昇する。格納容器圧力が 279kPa[gage]に到達した場合又はドライウェル雰囲気温度がドライウェル設計温度である
171℃に近接した場合は，現場操作にて可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作を実施する。また，同じ可搬型代替注水中型ポンプを用いて原子炉注水を継続する。
可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作に必要な計装設備は，ドライウェル圧力，
サプレッション・チェンバ圧力，低圧代替注水系格納容器スプレイ流量，
2.3.3-6

サプレッション・プール水位等である。
ｌ．常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作
外部電源喪失の確認後，中央制御室からの遠隔操作により常設代替高圧電源装置から緊急用母線を受電する。
常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作に必要な計装設備
は，緊急用Ｍ／Ｃ電圧である。
ｍ．常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作
早期の電源回復不能の確認後，中央制御室及び現場にて常設代替高圧
電源装置による非常用母線の受電準備操作を実施する。
ｎ．常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作
常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作及び非常用母線の受電準備操作の完了後，中央制御室からの遠隔操作により常設代替高圧
電源装置から緊急用母線を介して非常用母線を受電する。
常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作に必要な計装設備
は，Ｍ／Ｃ ２Ｃ及びＭ／Ｃ ２Ｄ電圧である。
ｏ．残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水並びに残留熱除去系（格
納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール
冷却系）による格納容器除熱操作
常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作の完了後，残留熱除去系海水系の起動操作を実施する。その後，可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却を停止し，残留熱除去
系（低圧注水系）による原子炉注水並びに残留熱除去系（格納容器スプ
レイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱を実施する。
2.3.3-7

残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水並びに残留熱除去系（格
納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作に必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域），残留熱除去系系統流量等である。
ｐ．使用済燃料プールの冷却操作
代替燃料プール冷却系等を用いて使用済燃料プールへの注水及び冷却を実施する。

以降，炉心冷却は残留熱除去系（低圧注水系）を用いた原子炉注水により原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持することで継続的に実施し，格納容器除熱は，原
子炉注水の停止期間中に残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）により実施する。また，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。

2.3.3.2(1)

炉心損傷防止対策の有効性評価

有効性評価の方法
本事故シーケンスグループを評価する上で選定した重要事故シーケンス
は，「1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，外部電源喪失を起因事象とし，全ての非常用ディーゼル発電機を喪失することで原子炉隔離時冷却系を除く注水機能を喪失するとともに，逃がし安全弁の再閉鎖失敗により蒸気駆動の注水系が動作できない範囲に原子炉圧力が低下した後は，原子炉隔離時冷却系も停止することで，全ての注水機能が喪失する「外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＨＰＣＳ失敗」である。
2.3.3-8

本重要事故シーケンスでは，炉心における崩壊熱，燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移，燃料被覆管酸化，燃料被覆管変形，沸騰・ボイド率変化，気液分離（水位変化）・対向流，気液熱非平衡及び三次元効果，原子炉圧力容器における冷却材放出（臨界流・差圧流），沸騰・凝縮・ボイド率変化，気液分離（水位変化）・対向流及びＥＣＣＳ注水（給水系及び代替注水設備含む）
並びに格納容器における格納容器各領域間の流動，気液界面の熱伝達，構造材との熱伝達及び内部熱伝導，スプレイ冷却及びサプレッション・プー
ル冷却が重要現象となる。よって，これらの現象を適切に評価することが可能である長期間熱水力過渡変化解析コードＳＡＦＥＲ及びシビアアクシ
デント総合解析コードＭＡＡＰにより，原子炉圧力，原子炉水位，燃料被覆管温度，格納容器圧力，格納容器雰囲気温度等の過渡応答を求める。なお，本有効性評価では，ＳＡＦＥＲコードによる燃料被覆管温度の評価結果は，ベストフィット曲線の破裂判断基準に対して十分な余裕があることから，燃料被覆管温度が高温となる領域において，燃料棒やチャンネルボ
ックスの幾何学的配置を考慮した詳細な輻射熱伝達計算を行うことで燃料被覆管温度をＳＡＦＥＲコードよりも低めに評価するＣＨＡＳＴＥコード
は使用しない。
また，解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，本
重要事故シーケンスにおける運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価する。

(2)

有効性評価の条件
本重要事故シーケンスに対する主要な解析条件を第 2.3.3−2 表に示す。
また，主要な解析条件について，本重要事故シーケンス特有の解析条件を以下に示す。
2.3.3-9

ａ．事故条件(a)

起因事象
起因事象として，送電系統又は所内主発電設備の故障等によって，外部電源が喪失するものとする。

(b)

安全機能の喪失に対する仮定
全ての非常用ディーゼル発電機等の機能喪失を想定し，全交流動力
電源を喪失するものとする。同時に，逃がし安全弁 1 個の開固着が発生するものとする。

(c)

外部電源
起因事象として，外部電源が喪失することを想定している。

ｂ．重大事故等対策に関連する機器条件(a)

原子炉スクラム
原子炉水位低下を厳しくする観点で，外部電源喪失に伴うタービン
蒸気加減弁急閉信号及び原子炉保護系電源喪失による原子炉スクラムについては保守的に考慮せず，原子炉水位低（レベル３）信号により原子炉スクラムするものとする。

(b)

主蒸気隔離弁
主蒸気隔離弁は，外部電源喪失により制御電源である原子炉保護系

電源が喪失し，閉止するものとする。
(c)

再循環系ポンプ
再循環系ポンプは，外部電源喪失により駆動電源が喪失し，全台停止するものとする。
(d)

逃がし安全弁
逃がし安全弁（安全弁機能）にて原子炉冷却材圧力バウンダリの過2.3.3-10

度の圧力上昇を抑制するものとする。また，原子炉減圧には，再閉鎖に失敗した 1 個に加えて逃がし安全弁（自動減圧機能）6 個を使用するものとし，容量として，1 個当たり定格主蒸気流量の約 6％を処理す
るものとする。
(e)

原子炉隔離時冷却系
原子炉水位異常低下（レベル２）信号により自動起動し，136.7m ３／h（原子炉圧力 1.04MPa[gage]〜7.86MPa[gage]において）の流量で原子炉へ注水するものとする。原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）
設定点まで回復した以降は，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）
設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の範囲に維持する。また，
運転手順の停止判断基準に余裕を考慮して，原子炉圧力が1.04MPa[gage]まで低下した時点で停止するものとする。

(f)

残留熱除去系（低圧注水系）
残留熱除去系ポンプ 1 台を使用するものとし，非常用母線の受電が完 了 し た 後 に 手 動 起 動 し ， 0m ３ ／ h 〜 1,676m ３ ／ h （ 0MPa[dif] ※ 〜
1.55MPa[dif]において）の流量で原子炉へ注水するものとする。伝熱
容量は，熱交換器の設計性能に基づき 1 基当たり約 43MW（サプレッション・プール水温度 100℃，海水温度 32℃において）とする。なお，
原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持しつつ，原子炉注水の停止期間中に格納容器スプレイ又はサプレッション・プール冷却を実施するものとする。
※(g)MPa[dif]…原子炉圧力容器と水源との差圧（以下同様）

低圧代替注水系（可搬型）
可搬型代替注水中型ポンプ 2 台を使用するものとし，注水流量は，原子炉注水のみを実施する場合は，機器設計上の最小要求値である最2.3.3-11

小流量特性（注水流量：0m ３ ／h〜110m ３ ／h，注水圧力：0MPa[dif]〜
1.4MPa[dif]）とし，原子炉注水と格納容器スプレイを同時に実施する
場合は，50m ３ ／h（一定）を用いるものとする。また，原子炉水位が
原子炉水位高（レベル８）設定点まで回復した以降は，原子炉水位を
原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の範囲に維持し，交流動力電源復旧後の事象発生から 24 時間 5 分後に停止する。
(h)

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）
低圧代替注水系（可搬型）と同じ可搬型代替注水中型ポンプ 2 台を使用するものとし，スプレイ流量は，運転手順に基づき 130m ３ ／h（一定）を用いるものとする。また，格納容器圧力が 217kPa[gage]に到達した場合に停止し，279kPa[gage]に到達した場合に再開し，交流動力
電源復旧後の事象発生から 24 時間 5 分後に停止する。

(i)

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプ

レッション・プール冷却系）
残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水を停止している期間に 1.9×10 ３ m ３ ／h の流量で格納容器へスプレイするものとし，そのう
ち 95％をドライウェルへ，5％をサプレッション・チェンバへ分配す
るものとする。なお，格納容器スプレイ実施中に格納容器圧力が13.7kPa[gage]に到達した時点でサプレッション・プール冷却運転に切り替える。
伝熱容量は，熱交換器の設計性能に基づき 1 基当たり約 43MW（サプレッション・プール水温度 100℃，海水温度 32℃において）とする。

2.3.3-12

ｃ．重大事故等対策に関連する操作条件
運転員等操作に関する条件として，「1.3.5

運転員等の操作時間に対する仮定」に示す分類に従って以下のとおり設定する。
(a)

交流動力電源は 24 時間使用できないものとし，事象発生から 24 時
間後に常設代替高圧電源装置により非常用母線への給電を開始する。

(b)

所内常設直流電源設備は，事象発生から 1 時間経過するまでに中央制御室にて不要な負荷を切り離し，事象発生から 8 時間後に現場にて不要な負荷の切離しを実施する。

(c)

逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水操作）は，事象発生の 3 時
間後に可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作が完了するものとし，原子炉減圧操作に要する時間を考慮して，事象発生 3 時間 1 分後に実施する。なお，全交流動力
電源喪失時において，直流電源の容量やポンプ室の温度上昇等を考慮しても，少なくとも事象発生から 8 時間後まではサプレッション・プールを水源とした原子炉隔離時冷却系による原子炉注水が継続可能であることを確認している。

(d)

可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作は，格納容器圧力が279kPa[gage]に到達した場合に実施する。

(e)

残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・
プール冷却系）による格納容器除熱操作は，常設代替高圧電源装置
による非常用母線の受電操作の完了後に残留熱除去系の起動操作
2.3.3-13

に要する時間を考慮して，事象発生から 24 時間 10 分後に実施する。

(3)

有効性評価の結果
本重要事故シーケンスにおける原子炉圧力，原子炉水位（シュラウド内外水位） ※ ，注水流量，逃がし安全弁からの蒸気流量及び原子炉圧力容器内の保有水量の推移を第 2.3.3−4 図から第 2.3.3−8 図に，燃料被覆管温度，燃料被覆管最高温度発生位置における熱伝達係数，燃料被覆管最高温度発生位置におけるボイド率，平均出力燃料集合体のボイド率，炉心下部
プレナム部のボイド率の推移及び燃料被覆管破裂が発生した時点の燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係を第 2.3.3−9 図から第2.3.3−14 図に，格納容器圧力，格納容器雰囲気温度，サプレッション・
プール水位及びサプレッション・プール水温度の推移を第 2.3.3−15 図から第 2.3.3−18 図に示す。
※

炉心冷却の観点ではシュラウド内水位に着目し，運転員操作の観点ではシュ
ラウド外水位に着目するためシュラウド内外水位を合わせて示している。なお，シュラウド内は炉心部で発生するボイドを含む水位であることから，原子炉水位が低下する過程ではシュラウド外水位と比較して高めの水位を示す。

ａ．事象進展全交流動力電源喪失後，原子炉スクラム，主蒸気隔離弁の閉止及び再循環系ポンプの停止が発生し，原子炉水位が原子炉水位異常低下（レベル２）設定点に到達すると，原子炉隔離時冷却系が自動起動し，原子炉への注水が開始されることで，原子炉水位は維持される。
逃がし安全弁 1 個が開固着することで，蒸気の流出が継続し，事象発生の約 79 分後に原子炉圧力が 1.04MPa[gage]まで低下し，原子炉隔離時
冷却系が停止することで原子炉水位は徐々に低下し，燃料有効長頂部を2.3.3-14

下回る。
事象発生の 3 時間後に可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注
水系（可搬型）の準備が完了した時点で，逃がし安全弁（自動減圧機能）
7 個の手動による原子炉減圧を実施する。逃がし安全弁（自動減圧機能）開放による蒸気流出によって原子炉水位は低下するが，可搬型代替注水
中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の原子炉注水が開始されると，原子炉水位は回復し炉心は再冠水する。
燃料被覆管最高温度発生位置のボイド率は，逃がし安全弁の開固着により蒸気が流出することで炉心が露出し上昇する。その後，原子炉減圧操作による減圧沸騰に伴い一時的に燃料被覆管最高温度発生位置が再冠
水し，ボイド率は低下する。熱伝達係数は，燃料被覆管最高温度発生位
置が露出し，核沸騰冷却から蒸気冷却に移行することで低下する。原子
炉圧力が低下し，可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水流量が増加することで炉心が再冠水すると，ボイド率は低下し，熱伝達係数が上昇することで燃料被覆管温度は低下する。平均出力燃料集合体及び炉心下部プレナムのボイド率については，
原子炉水位及び原子炉圧力の変化に伴い増減する。
事象発生から 24 時間後に常設代替高圧電源装置による非常用母線への交流動力電源供給を開始し，その後中央制御室からの遠隔操作により残留熱除去系（低圧注水系）を起動し，原子炉注水を開始することで，その後も炉心の冷却は維持される。
また，全交流動力電源喪失に伴い崩壊熱除去機能が喪失しているため，原子炉圧力容器内で発生した蒸気が逃がし安全弁を介して格納容器内に放出されることで，格納容器圧力及び雰囲気温度は徐々に上昇する。このため，事象発生の約 14 時間後に格納容器圧力が 279kPa[gage]に到達
2.3.3-15

した時点で，可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ
冷却系（可搬型）による格納容器冷却を開始し，事象発生の 24 時間後に交流動力電源が復旧した時点で残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱を実施することで，格納容器圧力及び雰囲気温度は安定又は低下傾向となる。

ｂ．評価項目等
燃料被覆管温度は，第 2.3.3−9 図に示すとおり，可搬型代替注水中型
ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の原子炉注水により原子炉水位が回復するまでの期間は，炉心の露出に伴い上昇し，事象発生の約 212
分後に約 746℃に到達するが，評価項目である 1,200℃を下回る。燃料被覆管の最高温度は，平均出力燃料集合体で発生している。また，燃料被覆管の酸化量は，酸化反応が著しくなる前の燃料被覆管厚さの 1％以下にとどまることから，評価項目である 15％を下回る。
原子炉圧力は，第 2.3.3−4 図に示すとおり，逃がし安全弁（安全弁機能）の作動により，約 8.16MPa[gage]以下に維持される。このため，原
子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力は，原子炉圧力と原子炉圧力容
器底部圧力との差（0.3MPa 程度）を考慮しても，約 8.46MPa［gage］以
下であり，評価項目である最高使用圧力の 1.2 倍（10.34MPa[gage]）を下回る。
格納容器圧力は，第 2.3.3−15 図に示すとおり，全交流動力電源喪失に伴い崩壊熱除去機能が喪失しているため，原子炉圧力容器内で発生した蒸気が格納容器内に放出されることによって，事象発生後に上昇傾向が継続するが，可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレ
2.3.3-16

イ冷却系（可搬型）による格納容器冷却並びに残留熱除去系（格納容器
スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
による格納容器除熱により低下傾向となる。事象発生の約 14 時間後に最高値の約 0.28MPa[gage]となるが，格納容器バウンダリにかかる圧力は，評価項目である最高使用圧力の 2 倍（0.62MPa[gage]）を下回る。格納容
器雰囲気温度は，第 2.3.3−16 図に示すとおり，事象発生の約 14 時間後に最高値の約 141℃となり，以降は低下傾向となっていることから，格納容器バウンダリにかかる温度は，評価項目である 200℃を下回る。
第 2.3.3−5 図に示すように，可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧
代替注水系（可搬型）による原子炉注水を継続することで，炉心の冠水状態が維持され，炉心冷却が維持される。また，第 2.3.3−15 図及び第2.3.3−16 図に示すように，事象発生の約 24 時間後に，残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱を実施することで，高温停止での安定状態が確立する。
（添付資料 2.3.3.1）
安定状態が確立した以降は，原子炉建屋ガス処理系及び中央制御室換
気系を起動し，また，機能喪失している設備の復旧に努めるとともに，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）により冷温停止状態とする。
以上により，本評価では，「1.2.1.2

有効性を確認するための評価項

目の設定」に示す(1)から(4)の評価項目について，対策の有効性を確認した。

2.3.3.3

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲としては，運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時
2.3.3-17

間余裕を評価する。
本重要事故シーケンスでは，全交流動力電源の喪失に加えて，逃がし安全
弁 1 個が開固着することに伴い原子炉隔離時冷却系が動作できない範囲まで
原子炉圧力が低下し，原子炉隔離時冷却系が停止することで原子炉水位が低下するため，直流電源の負荷切離操作を実施すること，可搬型代替注水中型
ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水及び逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作を実施すること並びに全交
流動力電源喪失に伴い崩壊熱除去機能も喪失し格納容器圧力及び雰囲気温度が上昇することから，可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプ
レイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作を実施すること及び交流動力
電源の復旧後に残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プ
ール冷却系）による格納容器除熱操作を実施することが特徴である。よって，
不確かさの影響を確認する運転員等操作は，事象進展に有意な影響を与えると考えられる操作として，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水操作），直流電源の負荷切離操作，可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作とする。
(1)

解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価
本重要事故シーケンスにおいて不確かさの影響評価を実施する重要現象

は，「1.7

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価方針」に示すとおりであり，それらの不確かさの影響評価を以下に示す。
2.3.3-18

ａ．運転員等操作時間に与える影響
炉心における燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移及び気液熱非平衡の不確かさとして，解析コードは実験結果の燃料被覆管温度に比べて最大 50℃程
度高めに評価することから，解析結果は燃料棒表面の熱伝達係数を小さく評価する可能性がある。よって，実際の燃料棒表面での熱伝達は大きくなることで，燃料被覆管温度は低くなるが，事象初期の原子炉注水は原子炉隔離時冷却系の自動起動により確保され，燃料被覆管温度を操作
開始の起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
炉心における燃料被覆管酸化の不確かさとして，解析コードは酸化量及び酸化反応に伴う発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，
燃料被覆管温度を高めに評価する可能性がある。よって，実際の燃料被覆管温度は低くなるが，事象初期の原子炉注水は原子炉隔離時冷却系の自動起動により確保され，燃料被覆管温度を操作開始の起点とする運転
員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
格納容器における格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導並びに気液界面の熱伝達の不確かさとして，格納容器モデル（格
納容器の熱水力モデル）はＨＤＲ実験解析において区画によって格納容
器雰囲気温度を十数℃程度，格納容器圧力を 1 割程度高めに評価する傾向が確認されているが，ＢＷＲの格納容器内の区画とは異なる等，実験体系に起因するものと考えられ，実機体系においては不確かさが小さくなるものと推定され，全体としては格納容器圧力及び雰囲気温度の傾向を適切に再現できていることから，格納容器圧力及び雰囲気温度を操作
開始の起点とする可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプ
レイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作に係る運転員等操作時間
2.3.3-19

に与える影響は小さい。また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導の不確かさにおいては，ＣＳＴＦ実験解析により格
納容器温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認しており，その差異は小さいことから，格納容器圧力及び雰囲気温度を操作開始の起点としている可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替
格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。
（添付資料 2.3.3.2）

ｂ．評価項目となるパラメータに与える影響
炉心における燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移及び気液熱非平衡の不確かさとして，解析コードは実験解析において熱伝達モデルの保守性により
燃料被覆管温度を高めに評価し，有効性評価解析においても燃料被覆管
温度を高めに評価することから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
炉心における燃料被覆管酸化の不確かさとして，解析コードは酸化量及び酸化反応に伴う発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，
燃料被覆管温度を高く評価することから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
格納容器における格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導並びに気液界面の熱伝達の不確かさとして，格納容器モデル（格
納容器の熱水力モデル）はＨＤＲ実験解析において区画によって格納容
器雰囲気温度を十数℃程度，格納容器圧力を 1 割程度高めに評価する傾向が確認されているが，ＢＷＲの格納容器内の区画とは異なる等，実験体系に起因するものと考えられ，実機体系においては不確かさが小さく
2.3.3-20

なるものと推定され，全体としては格納容器圧力及び雰囲気温度の傾向を適切に再現できていることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導の不確かさにおいては，ＣＳＴＦ実験解析により格納容器雰
囲気温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認していることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
（添付資料 2.3.3.2）(2)

解析条件の不確かさの影響評価
ａ．初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件
初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件は，第2.3.3−2 表に示すとおりであり，これらの条件設定を設計値等の最確条件とした場合の影響を評価する。解析条件の設定に当たっては，設計値を用いるか又は評価項目となるパラメータに対する余裕が小さくなるよう保守的な設定をしていることから，この中で事象進展に有意な影響を与える可能性がある項目について，評価結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
初期条件の燃料棒最大線出力密度は，解析条件で設定した 44.0kW／
m に対して最確条件は約 33kW／m〜約 41kW／m であり，最確条件とした
場合は燃料被覆管温度の上昇が緩和されるが，事象初期の原子炉注水は原子炉隔離時冷却系の自動起動により確保され，燃料被覆管温度を操作開始の起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件で設定した燃焼度
33GWd／t に対して最確条件は燃焼度 33GWd／t 以下であり，最確条件
2.3.3-21

とした場合は解析条件で設定している崩壊熱と同等以下となる。燃焼度 33GWd／t の場合は，解析条件と最確条件は同等であることから，運転員等操作時間に与える影響はない。また，燃焼度 33GWd／t 未満の場
合は，原子炉からサプレッション・プールに流出する蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下は遅くなり，炉心露出後の燃料被覆管温度の上昇は緩和されるが，事象初期の原子炉注水は原子炉隔離時冷却系の自動起動により確保されることから，運転員等操作時間に与える影響はない。また，同様に格納容器圧力及び雰囲気温度並びにサプレッション・プール水位及びサプレッション・プール水温度の上昇が遅くなり，これらのパラメータを操作開始の起点とする運転員等操作の開始時間は遅くなる。
初期条件の原子炉圧力，原子炉水位，炉心流量及びドライウェル雰
囲気温度は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，事象進展に与える影響は小さいことから，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
機器条件の低圧代替注水系（可搬型）及び残留熱除去系（低圧注水系）は，それぞれ注水流量 0m３ ／h〜110m ３ ／h（0MPa［dif］〜1.4MPa［dif］）及び 0m ３ ／h〜1,676m ３ ／h（0MPa［dif］〜1.55MPa［dif］）の場合は，解析条件と最確条件は同等であることから，運転員等操作時間に与える影響はない。また，それぞれ注水流量 0m ３ ／h〜110m ３ ／h
未満（0MPa［dif］〜1.4MPa［dif］）及び 0m ３ ／h〜1,676m３ ／h 未満（0MPa［dif］〜1.55MPa［dif］）の場合は，注水開始後の原子炉水位の回復が早くなり，炉心冠水後の原子炉水位の維持操作の開始が早くなるが，原子炉減圧から水位回復までの原子炉水位を継続監視している期間の流量調整操作であることから，運転員等操作時間に与える影響はない。
2.3.3-22

（添付資料 2.3.3.2）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
初期条件の燃料棒最大線出力密度は，解析条件で設定した 44.0kW／
m に対して最確条件は約 33kW／m〜約 41kW／m であり，最確条件とした
場合は燃料被覆管温度の上昇が緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件で設定した燃焼度
33GWd／t に対して最確条件は燃焼度 33GWd／t 以下であり，最確条件とした場合は解析条件で設定している崩壊熱と同等以下となる。燃焼度 33GWd／t の場合は，解析条件と最確条件は同等であることから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。また，33GWd／t 未満の場合は，原子炉からサプレッション・プールに流出する蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下は緩和され，炉心露出後の燃料被覆管
温度の上昇は緩和される。また，同様に格納容器圧力及び雰囲気温度
並びにサプレッション・プール水位及びサプレッション・プール水温度の上昇は遅くなることから，評価項目とな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，炉心流量及びドライウェル雰
囲気温度は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，事象進展に与える影響は小さいことから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
機器条件の低圧代替注水系（可搬型）及び残留熱除去系（低圧注水系）は，それぞれ注水流量 0m３ ／h〜110m３ ／h（0MPa［dif］〜1.4MPa［dif］）及び 0m ３ ／h〜1,676m ３ ／h（0MPa［dif］〜1.55MPa［dif］）の場合は，解析条件と最確条件は同等であることから，評価項目となる
2.3.3-23

パラメータに与える影響はない。また，それぞれ注水流量 0m３ ／h〜
110m ３ ／h 未満（0MPa［dif］〜1.4MPa［dif］）及び 0m ３ ／h〜1,676m ３／h 未満（0MPa［dif］〜1.55MPa［dif］）の場合は，注水開始後の原子炉水位の回復が早くなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
（添付資料 2.3.3.2）

ｂ．操作条件
操作条件の不確かさとして，操作に係る不確かさを「認知」，「要員配置」，「移動」，「操作所要時間」，「他の並列操作有無」及び「操作の確実さ」の 6 要因に分類し，これらの要因が運転員等操作時間に与える影響を評価する。また，運転員等操作時間に与える影響が評価項目となるパラメータに与える影響を評価する。評価結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
操作条件の直流電源の負荷切離操作（中央制御室）は，解析上の操

作開始時間として事象発生から 1 時間経過するまでを設定しており，直流電源の負荷切離操作（現場）は，解析上の操作開始時間として事象発生から 8 時間後を設定している。運転員等操作時間に与える影響
として，認知時間及び移動・操作所要時間は，余裕時間を含めて設定
していることから，実態の操作開始時間は解析上の操作開始時間より若干早まる可能性があるが，その他の操作と並列して操作を実施する
場合でも，順次実施し所定の時間までに操作を完了できることから影響はない。
操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）
2.3.3-24

による原子炉注水操作）は，解析上の操作開始時間として事象発生から 3 時間 1 分後を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，認知時間及び移動・操作所要時間は，余裕時間を含めて設定していることから，実態の操作開始時間は解析上の操作開始時間より若干早まる可能性があるが，その他の操作と並列して操作を実施する場合
でも，順次実施し所定の時間までに操作を完了できることから影響はない。
操作条件の可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレ
イ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作は，解析上の操作開始時
間として格納容器圧力 279kPa[gage]到達時を設定している。運転員等
操作時間に与える影響として，不確かさ要因により操作開始時間に与える影響は小さく，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等となる。本操作は，解析コード及び解析条件（操作条件を除く。）の不確かさにより，操作開始時間は遅れる可能性があるが，並列して実施する場合がある原子炉水位の調整操作とは異なる運転員による対応が可能であることから，この他の操作に与える影響はない。
操作条件の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作は，解析上の操作開始時間として事象発生から 24 時間 10 分後を設定している。運転員等
操作時間に与える影響として，認知時間及び移動・操作所要時間は，余裕時間を含めて設定していることから，実態の操作開始時間は解析
上の操作開始時間より若干早まる可能性がある。
（添付資料 2.3.3.2）

2.3.3-25

(b)評価項目となるパラメータに与える影響
操作条件の直流電源の負荷切離操作は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時間は解析上の操作開始時間より若干早まる可能性があるが，解析条件ではないことから，所定の時間までに実施することで評価項目となるパラメータに与える影響はない。
操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水操作）は，運転員等操作時間に与える影響として，解析上の注水開始時間は余裕時間を含めて設定されており，実態の操作開始時間は解析上の操作開始時間より若干早まる可能性があり，この場合には，原子炉注水の開始が早くなることで炉心が露出する時間が短くなり，燃料被覆管温度の上昇は緩和され，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
操作条件の可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレ

イ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時間は解析上の操作開始時間よりも遅くなる可能性があるが，この場合でもパラメータが操作実施基準に到達した時点で開始することで同等の効果が得られ，有効性評価解
析における格納容器圧力の最高値に変わりがないことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
操作条件の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時間は解析上の操作開始時間よりも早くなる可能性があるが，この場合には，格納容器除熱操作の2.3.3-26

開始が早くなることで格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇は緩和され，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
（添付資料 2.3.3.2）(3)

操作時間余裕の把握
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。
操作条件の直流電源の負荷切離操作（中央制御室）は事象発生から 1 時間経過するまでに実施し，直流電源の負荷切離操作（現場）は事象発生の8 時間後に実施するものであり，準備時間が確保できることから，時間余裕がある。
第 2.3.3−19 図から第 2.3.3−21 図に示すとおり，操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（可搬型代替注水中型
ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水操作）は，運
転手順に従い原子炉隔離時冷却系の再起動を考慮し，事象発生から 3 時間
56 分（操作開始時間の 55 分の時間遅れ）までに操作を実施する場合，燃料被覆管の最高温度は約 875℃となり，燃料被覆管の破裂は発生せず，評価項目を満足することを感度解析により確認しているため，55 分程度の時
間余裕は確保されている。
操作条件の可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷
却系（可搬型）による格納容器冷却操作は，事象発生の約 14 時間後に実施するものであり，低圧代替注水系（可搬型）と同じ可搬型代替注水中型ポンプを使用し，可搬型代替注水中型ポンプの準備完了を事象発生の 3 時間後と想定しており，準備時間が確保できることから，時間余裕がある。
2.3.3-27

操作条件の残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱操作は，非常用母線の受電後に実施するものであり，評価上は事象発生の 24 時間後に非常用母線の受電が完了する想定としており，準備時間が確保できること
から，時間余裕がある。
（添付資料 2.3.3.2，2.3.3.3）

(4)

ま と め
解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作
時間余裕を確認した。この結果，解析コード及び解析条件の不確かさが運転員等操作時間に与える影響等を考慮した場合においても，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。この他，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認できる範囲内において，操作時間には時間余裕がある。

2.3.3.4(1)

必要な要員及び資源の評価

必要な要員の評価
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）」の重大事故等対策に必要な災害対策要員（初動）は，「2.3.3.1（3） 炉心損傷防止対策」に示すとおり 24 名である。
「 6.2

重大事故等対策時に必要な要員の評価結果」で説明している災害対策要員（初動）の 39 名で対処可能である。
また，必要な参集要員は，「2.3.3.1（3） 炉心損傷防止対策」に示すと
おり 6 名であり，参集要員 72 名に含まれることから対処可能である。

2.3.3-28

(2)必要な資源の評価
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）」において，必要な水源，燃料及び電源は，「6.1（2） 資源の評価条件」の条件にて評価を行い，以下のとおりである。
ａ．水源

可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水操作及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納
容器冷却操作については，7 日間の対応を考慮すると，合計約 2,160m ３の水が必要となる。
水源として，西側淡水貯水設備に 4,300m ３ の水を保有していることから，水源が枯渇することはなく，7 日間の対応が可能である。
原子炉隔離時冷却系及び残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注
水操作並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去
系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作について
は，サプレッション・チェンバを水源とすることから，水源が枯渇することはなく，7 日間の対応が可能である。
（添付資料 2.3.3.4）

ｂ．燃料

常設代替交流電源設備による電源供給について，事象発生直後から 7日間の常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 5 台）の運転を想定すると，約 352.8kL の軽油が必要となる。軽油貯蔵タンクには約 800kLの軽油を保有していることから，常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 5 台）による 7 日間の電源供給の継続が可能である。
可搬型代替注水中型ポンプ（2 台）を用いた低圧代替注水系（可搬型）
2.3.3-29

による原子炉注水等について，事象発生直後から 7 日間の可搬型代替注
水中型ポンプ（2 台）の運転を想定すると，約 12.0kL の軽油が必要となる。可搬型設備用軽油タンクには約 210kL の軽油を保有していることから，可搬型代替注水中型ポンプ（2 台）を用いた低圧代替注水系（可搬型）による 7 日間の原子炉注水等の継続が可能である。
緊急時対策所用発電機による電源供給について，事象発生直後から 7日間の緊急時対策所用発電機の運転を想定すると，約 70.0kL の軽油が必要となる。緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンクに約 75kL の軽油を保有していることから，緊急時対策所用発電機による 7 日間の電源供給の継続が可能である。
（添付資料 2.3.3.5）

ｃ．電源

重大事故等対策時に必要な負荷は約 4,497kW であるが，常設代替交流
電源設備（常設代替高圧電源装置 5 台）の連続定格容量は 5,520kW であることから，必要負荷に対しての電源供給が可能である。
なお必要な負荷には，有効性評価で期待しないが電源供給される不要な負荷も含まれている。
蓄電池の容量については，交流動力電源が復旧しない場合を想定しても，不要な負荷の切離しを行うことにより，事象発生後 24 時間の直流電源の供給が可能である。
緊急時対策所用発電機については，必要負荷に対しての電源供給が可能である。
（添付資料 2.3.3.6）

2.3.3-30

2.3.3.5

結論

事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）」では，原子炉の出力運転中に全交流動力電源喪失が発生し電動の原子炉注水機能が喪失するとともに，逃がし安全弁再閉鎖失敗が重畳し原子炉隔離時冷却系が動作できない範囲に原子炉圧力が低下することに伴い原子炉隔離時冷却系も停止し原
子炉注水機能が喪失することで，原子炉水位の低下が継続し，炉心損傷に至ることが特徴である。事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）」に対する炉心損傷防止対策としては，初期の対策として所内常設直流電源設備，原子炉隔離時冷却系，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧及び可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水手段を整備し，安定状態に向けた対策として，常設代替高圧電源装置からの給電後の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水手段を整備する。また，格納容器の健全性を維持するため，安定状態に向けた対策として可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却手段及び常設代替高圧電源装置からの給電後の残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱手段を整備している。
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）」の重要事故シー
ケンス「外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＨＰＣＳ失敗」
について有効性評価を行った。
上記の場合においても，所内常設直流電源設備，原子炉隔離時冷却系，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧及び可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水を継続し，可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却及び常設代替高圧電源装置からの給電後の残留熱除去系
2.3.3-31

（低圧注水系）による原子炉注水並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器
除熱を実施することで，炉心の著しい損傷を防止することができる。
その結果，燃料被覆管温度及び酸化量，原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力並びに格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度は，評価項目を満足している。また，安定状態を維持することができる。
解析コード及び解析条件の不確かさの影響について確認した結果，運転員
等操作時間に与える影響及び評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，対策の有効性が確認できる範囲内において，操作時間余裕について確認した結果，操作が遅れた場合でも一定の余裕がある。
重大事故等対策に必要な要員は，災害対策要員にて確保可能である。また，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
以上のことから，事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）」
において，所内常設直流電源設備，原子炉隔離時冷却系，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧及び可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水，可搬型代替注水中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常設代替高圧電源装置からの給電後の残留熱除去系（低圧注水系）による原
子炉注水並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱の炉心損傷防止対策は，選定した重要事故シーケンスに対して有効であることが確認でき，事故
シーケンスグループ「全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）」に対して有効である。

2.3.3-32

２Ｃ 非常 用 ディ ーゼル発電機，２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系デ ィー ゼ ル発 電機

凡

逃が し安 全 弁
1 弁開 固着例：安 全機 能 の喪 失を 仮 定す る 設備
：従 属的 に 使用 不能 と なる 設 備

逃が し安 全 弁
（安 全弁 機 能）Ｇ
常設 代替 高圧電源装置（事 象発 生 24 時間は考慮せず）

ター ビン へ

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器Ｇ：評 価上 考 慮し ない 設 備

原子炉建屋
東側接続口

軽油 貯蔵タンク

125V 系 蓄電池
ドラ イウ ェ ル
代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

緊急用 125V 系蓄電池

2.3.3-33

↑

←

※1

①②

→

①②
※2

→

②
※1

※1 海へ

①②

残留 熱除 去系
海水 系ポ ンプ
(Ｂ)，(Ｄ)

→

※2

②

←

①②

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

原子 炉建 屋 高所 東側
西側 接続 口 接続 口①②→
残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)

緊急用海水ポンプ（Ａ），（Ｂ）→↑②

サプ レッ シ ョン
・プ ール

①②

可搬 型代 替 注水
中型 ポン プ

※3

②

①②

→

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ(Ａ)，(Ｃ)

→

※3

→

①②

②
↑

→

タン クロ ー リ

②
↑

海へ ※2

残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ )

←

高所 西側
接続 口
常設 低圧 代 替注 水系
ポン プ(Ａ)，(Ｂ)

可搬 型設 備 用軽 油タ ン ク

①

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポ ンプ

海

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽

西側 淡水 貯 水設 備←
常設 高圧 代 替注 水系 ポ ンプ

第 2.3.3−1 図①： 非常 用 ディ ーゼ ル 発電 機 等の 機能 喪 失に 伴い ， 従属 的に 使 用不 能②： 常設 代 替高 圧電 源 装置 は 事象 発生 24 時間 考慮 し ない ため ， 従属 的 に使 用不 能

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）時の重大事故等対策の概略系統図（1／3）（原子炉隔離時冷却系による原子炉注水段階）

２Ｃ 非常 用 ディ ーゼル発電機，２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系デ ィー ゼ ル発 電機

凡

逃が し安 全 弁
1 弁開 固着例：安 全機 能 の喪 失を 仮 定す る 設備
：従 属的 に 使用 不能 と なる 設 備

逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）Ｇ
常設 代替 高圧電源装置（事 象発 生 24 時間は考慮せず）

ター ビン へ

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器Ｇ：評 価上 考 慮し ない 設 備

原子炉建屋
東側接続口

軽油 貯蔵タンク

125V 系 蓄電池
ドラ イウ ェ ル
代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

緊急用 125V 系蓄電池

2.3.3-34

↑

←

※1

①②

→

①②
※2

→

②
→

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ
(Ｂ)，(Ｄ)

→

※2

②

①②

※1 海へ

※1

③

①②

←

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ )

高所 西側
接続 口
常設 低圧 代 替注 水系
ポン プ(Ａ)，(Ｂ)タン クロ ー リ

②
↑

海へ ※2

可搬 型設 備 用軽 油タ ン ク

①

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

復水 貯蔵 タ ンク③←
常設 高圧 代 替注 水系 ポ ンプ

第 2.3.3−1 図※ 2 台使用

原子 炉建 屋高所 東側
西側 接続 口 接続 口

②
↑

→

←
原子 炉隔 離 時冷 却系 ポ ンプ

海

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

①②
→
残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)

緊急用海水ポンプ（Ａ），（Ｂ）

①②

↑
②

サプ レッ シ ョン
・プ ール

①②

可搬 型代 替 注水 中型 ポ ンプ ※

※3

②

①②

→

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ(Ａ)，(Ｃ)→※3

代替 淡水 貯 槽

西側 淡水 貯 水設 備①： 非常 用 ディ ーゼ ル 発電 機 等の 機能 喪 失に 伴い ， 従属 的に 使 用不 能②： 常設 代 替高 圧電 源 装置 は 事象 発生 24 時間 考慮 し ない ため ， 従属 的 に使 用不 能③： 逃が し 安全 弁の 開 固着 に 伴う 原子 炉 圧力 の低 下 によ り従 属 的に 使 用不 能

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）時の重大事故等対策の概略系統図（2／3）（可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却段階）

２Ｃ 非常 用 ディ ーゼル発電機，２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系デ ィー ゼ ル発 電機

凡

逃が し安 全 弁
1 弁開 固着例：安 全機 能 の喪 失を 仮 定す る 設備
：従 属的 に 使用 不能 と なる 設 備

逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）Ｇ

：評 価上 考 慮し ない 設 備

常設 代替 高圧電源装置
ター ビン へ

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器

Ｇ

原子炉建屋
東側接続口

軽油 貯蔵タンク

125V 系 蓄電池
ドラ イウ ェ ル
代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

緊急用 125V 系蓄電池

2.3.3-35→
緊急用海水ポンプ（Ａ），（Ｂ）

→

※1

←

→
残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)

※1 海へ

→

※2

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ )※ 2 台使用

原子 炉建 屋高所 東側
西側 接続 口 接続 口
タン クロ ー リ

高所 西側
接続 口
常設 低圧 代 替注 水系
ポン プ(Ａ)，(Ｂ)

↑

→

←

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

可搬 型代 替 注水 中型 ポ ンプ ※

↑

海へ ※2

←

→
残留 熱除 去系
海水 系ポ ンプ
(Ｂ)，(Ｄ)↑

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)

※1

※2

※3

サプ レッ シ ョン・プ ール

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ(Ａ)，(Ｃ)→格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

サプ レッ シ ョン ・
チェ ンバ

↑

→

※3

可搬 型設 備 用軽 油タ ン ク

①

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポ ンプ

海

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽

西側 淡水 貯 水設 備←
常設 高圧 代 替注 水系 ポ ンプ

第 2.3.3−1 図①： 非常 用 ディ ーゼ ル 発電 機 等の 機能 喪 失に 伴い ， 従属 的に 使 用不 能

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）時の重大事故等対策の概略系統図（3／3）（残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱段階）

凡（解 析上 の 時刻 ）（0 秒 ）

例：操 作・ 確 認（ 運転 員 ）全交流動力電源喪失
逃がし安全弁の開固着：プ ラン ト 状態 （解 析 ）：判 断：解 析上 考 慮し ない 操 作

逃がし安全弁開固着の確認（約 185 秒 ）再循 環系 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：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※３

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

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 中型 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

使用 済燃 料 プー ルの冷 却

タン クロ ー リに よる
燃料 給油 操 作

原子炉水位の調整操作（原子炉隔離時冷却系） ※４（約 1.3 時 間）

原子炉隔離時冷却系以外による原子炉注 水操 作・高 圧代 替 注水 系に よ る原 子 炉注 水操作

原子炉圧力1.04MPa[gage]
原子炉隔離時冷却系注水停止

電源 確保 操 作対 応Ⅰ

原子炉水位が燃料有効長頂部に到達※７

炉心 損傷 な しの 継続 確 認 ※９（1 時 間）
可搬型代替注水中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 水操 作
・可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注
水系 （可 搬 型） によ る 原子 炉 注水 操作・消 火系 に よる 原子 炉 注水 操 作

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（約 3 時 間 ）直流 電源 の 負荷 切離操作 （中 央 制御 室）（8 時 間）Ⅱ

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）の手動による原子炉減圧操作 ※ ８

水位不明

原子炉水位不明
でないことの確認※１０

原子炉満 水 操作 ※１１

水位不明ではない

原子炉水位が燃料有効長頂部以上に回復
常設 代替 高 圧電 源装 置 によ る
緊急 用母 線 の受 電操 作

原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（可搬型）） ※１２（約 14 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

（24 時 間 ）格納容器圧力279kPa[gage]到達

常設 代替 高 圧電 源装 置 によ る
非常 用母 線 の受 電操 作

可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ
冷却系（可搬型）による格納容器
冷却操作（約 24 時間 ）残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水並びに残留熱除去
系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作 ※ １ ３

可搬 型代 替 注水 中型 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 操 作
・可搬型代替注水大型ポンプを用いた格納容器スプレイ冷却系（可 搬型 ） によ る格 納 容器 冷 却操 作
・消 火系 に よる 格納 容 器冷 却 操作

可搬型代替交流電源設
備に よる 受 電操 作

Ⅲ

緊急用海水系又は代 替 残留 熱 除去 系海 水 系を 用い た 残留 熱除 去 系（ 低 圧注 水系 ）による原子炉注水並 び に残 留 熱除 去系（ 格納 容器 ス プレ イ冷 却 系）又は 残 留熱 除
去系（サプレッショ ン ・プ ー ル冷 却系 ） によ る格 納 容器 除熱 操 作
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 は残留熱除去 系（サプ レッション・プ ー
ル 冷 却 系 ）による 格納容器除熱 操作を継 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。

※１

Ⅳ

Ⅴ

代替 循環 冷 却系 によ る 格納 容 器除 熱操 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）及 び可 搬型 代 替 注水 中型 ポ ンプ 又は 可 搬型 代 替注 水大 型 ポン プを用 いた 代 替格 納容 器 スプ レ イ冷 却系（ 可搬 型）によ る格 納 容器 冷却 操 作並 びに ドラ イウ
ェル 内ガ ス 冷却 装置 に よる 格 納容 器除 熱 操作

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
技術 基準 上 の全 ての 要 求事 項 を満 たす こ とや 全て の プラ ント 状 況に お いて 使用 す るこ とは 困 難で ある が，プ ラン ト状 況 に よっ ては ，事 故 対応 に有 効 な設 備と なる可 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 ）及 び 消火 系（ デ ィー ゼル 駆 動） によ る 原子 炉 注水 も実 施 可能 であ る 。
Ⅲ
電源 容量 に より 使用 で きる 設 備が 限ら れ るが ，常 設 代替 交流 電 源設 備 が使 用で き ない 場合 は 可搬 型代 替 交流 電 源設 備に よ り受 電す る 。
Ⅳ
技術 基準 上 の全 ての 要 求事 項 を満 たす こ とや 全て の プラ ント 状 況に お いて 使用 す るこ とは 困 難で ある が，プ ラン ト状 況 に よっ ては ，事 故 対応 に有 効 な設 備と なる代 替注 水 大型 ポン プ を用 い た格 納容 器 スプ レイ 冷 却系 （可 搬 型） 及 び消 火系 （ ディ ーゼ ル 駆動 ）に よ る格 納 容器 冷却 操 作も 実施 可 能で ある 。
Ⅴ
緊急 用海 水 系及 び代 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 。
技術 基準 上 の全 ての 要 求事 項 を満 たす こ とや 全て の プラ ント 状 況に お いて 使用 す るこ とは 困 難で ある が，プ ラン ト状 況 に よっ ては ，事 故 対応 に有 効 な設 備と なる代 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 ）及び 可搬 型代 替 注水 中型 ポ ンプ を 用い た代
替格 納容 器 スプ レイ 冷 却系 （ 可搬 型） に よる 格納 容 器ス プレ イ も実 施 可能 であ る 。
技術 基準 上 の全 ての 要 求事 項 を満 たす こ とや 全て の プラ ント 状 況に お いて 使用 す るこ とは 困 難で ある が，プ ラン ト状 況 に よっ ては ，事 故 対応 に有 効 な設 備と なる代 替注 水 大型 ポン プ を用 い た格 納容 器 スプ レイ 冷 却系 （可 搬 型），消 火系 及 び補 給水 系に よ る格 納容 器 冷却 操 作も 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 。

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 主 蒸 気隔 離弁の閉止時に原子炉圧力が逃がし安全弁の 設 定圧 力 以下 まで 低 下す るこ と によ り異 常 を検 知 し， 逃が し 安全 弁の 開 固着 を確 認 する 。
※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 機等 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 動力電源喪失に伴う低圧注水機能喪失を確認した 場 合は ， 速や か に 可搬 型 代替 注 水中 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中型ポ ンプ を 用い 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 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。
※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γ線線量率が，設計 基準 事故 に おけ る 原子 炉冷 却 材喪 失時 の 追加 放出 量 に相 当 する 指示 値 の 10 倍 以上 と なっ た場 合
なお ，格 納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）及び（Ｓ ／Ｃ ） によ る 炉心 損傷 発 生の 判断 が でき ない 場 合は ， 原子 炉圧 力 容器 温度 に より 判断 す る。
※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 おそ 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，以下のいずれかにより判断する 。
・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燃料有 効 長頂 部以 上 であ る こと が判 断 でき ない 場 合※１ １ 原 子炉 水位不明の場合は，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 代替注水中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 残留 熱 除 去系 （ サプ レ ッシ ョン ・ プール冷
却系 ）に切り替える。

第 2.3.3−2 図

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）の対応手順の概要

2.3.3-36

全 交流 動力 電 源喪 失 （Ｔ ＢＰ ）経過 時 間（ 分）0

実施箇所・必要要員数

10

20

30

40

50

60

70

80

90

120

備 考

原子 炉ス ク ラム
プラ ント 状 況判 断

責任者

当直発電長

1人

中央監視
運転操作指揮

補佐

当直副発電長1人

運転操作指揮補佐

指揮者等

災害対策要員
（指揮者等）

4人

初動での指揮発電所内外連絡

1時間

直流電源の負荷切離操作（中央制御室）
約1.3時 間

操作項目

操作の内容

当直運転員
(現場)

110

事象 発生

【 】は他作業後移動してきた要員

当直運転員(中央制御室)100

原子 炉 圧力1.04MPa到達（原 子炉 隔 離時 冷却 系停 止 ）重大事故等対応要員(現場)●原子炉スクラムの確認●タービン停止の確認●外部電源喪失の確認

状況判断

2人
A，B

●再循環系ポンプ停止の確認−−●主蒸気隔離弁閉止及び逃がし安全弁（安全弁機 能）による原子炉圧力制御の確認

10 分●逃がし安全弁開固着の確認●非常用ディーゼル発電機等の自動起動失敗の確認●原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認
原子炉水位の調整
操作（原子炉隔離時冷却系）

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

【1人】
A

−

−

● 原子 炉隔 離 時冷 却 系に よる 原 子炉 注 水の 調整 操 作

【1人】
A

−

−

● 高圧 炉心 ス プレ イ 系デ ィー ゼ ル発 電 機の 手動 起 動 操作（ 失 敗 ）

1分

【1人】
B

−

−

● 非常 用デ ィ ーゼ ル 発電 機の 手 動起 動 操 作 （失 敗 ）2分

電源確保操作対応

−

−

2人
a,b

●電源回復操作

適宜 実施

可搬型代替注水中型ポンプを用いた
低圧代替注水系（可搬型）の起動
準備操作

−

−

8人
c〜j

● 可搬 型代 替 注水 中 型ポ ンプ の 移動 ， ホ ー ス敷 設 等の 操作

170 分

−

3人
C,D,E

3人
k,l,m

●可搬型代替注水中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系統構成操作

125 分

【1人】
B

−

−

早期の電源回復不能の確認

所内常設直流電源
設備による非常用
所内電気設備への給電 操 作 (不 要負荷の切離操作）

6分● 不要 負荷 の 切離 操 作（ 中央 制 御室 ）第 2.3.3−3 図

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）の作業と所要時間（1／2）

2.3.3-37

解 析上 考慮 し ない

全交 流 動力 電源 喪 失 （ ＴＢ Ｐ ）経 過時 間（ 時 間）
48

3時間 1分

原子 炉減 圧操 作
8時間

実施箇所・必要要員数【 】は他作業後移動してきた要員

操作項目

12

16

20

24

28

24時 間

可搬型代替注水中型ポンプを用いた
低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作

タンクローリによる燃料給油操作

−

−

8人
c〜j

−

−

【2人】
c,d

●可搬型代替注水中型ポンプの起動操作

−

3人
C,D,E

3人
k,l,m

●可搬型代替注水中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系統構成操
作

−

2人
（参集）

−

起動 後， 適 宜監 視
125 分
タン ク ロ ーリ 残 量に 応じて適 宜 軽 油タ ン クか ら給油90 分●可搬型設備用軽油タンクからタンクローリへの給油操作

適宜 実施

【1人】
B

−

−

原子炉水位の調整
操作(低圧代替注
水系（可搬型）)

−

【2人】
C,D

2人
（参集）

●可搬型代替注水中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調整操作

所内常設直流電源設備による非常用所内電気設
備への給電操作(不 要 負 荷 の 切 離
操作）

−

【1人】
E

【1人】
k

●不要負荷の切離操作(現場）

常設代替高圧電源装置による非常用
母線の受電操作
残留熱除去 系（低圧注水系）による
原子炉注水操作並びに残留熱除去系（格納 容器ス
プレイ冷却 系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による 格納容
器除熱操作

【1人】
B

−

−

−

【1人】
E

【1人】
k

【1人】
E

【3人】
k,l,m
2人
（参集）

【1人】
B

−

−

【1人】
B

−

−

−

【1人】
B

1分

●逃がし安全弁（自動減圧機能）6個の手動開放操作

系統 構成 後 ，適 宜流 量調 整

50 分

●非常用母線の受電準備操作(中央制御室）

35 分●非常用母線の受電準備操作(現場）75 分●可搬型代替注水中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の系統構成操作

175 分●可搬型代替注水中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の調整操作系統 構成 後 ，適 宜流 量調 整

●常設代替高圧電源装置2台の起動操作及び緊急用母線の受電操作

4分●常設代替高圧電源装置3台の追加起動操作

8分
5分●非常用母線の受電操作−●残留熱除去系海水系の起動操作

4分●残留熱除去系（低圧注水系）の起動操作

2分−
原子炉水位高 （レベル ８）設定点 にて格納 容器スプレイ又は サプレッ ショ
ン・プ ー ル 冷却開 始 へ の切 替操 作 を 実 施し ，原 子 炉水 位低（レ ベル ３）設 定
点に て 原子 炉注 水 へ の切替 操 作 を実施●残留 熱 除去 系（低圧注水系）に よ る原 子 炉注 水 並びに残 留 熱除 去 系（格納容器スプレイ冷却系）
又は残 留 熱 除去 系（サプレッション・プール冷却系）に よ る格納 容 器 除熱 の交互運転操作

−

【1人】
C

【1人】
（参集）

【1人】
A

−

−

2人
A,B

3人
C,D,E

●可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料
プールへの注水操作

解析上考慮 しないスロ ッ シ ング に よる 水位低下 が あ る場 合 は代 替燃料プ ー ル 冷却 系 の起 動までに実施す る

適宜 実施

使用済燃料プールの冷却操作

必要要員合計残 留熱 除去 系 によ る原 子炉 注水 及び格納 容器 除 熱操 作

170 分

●可搬型代替注水中型ポンプの移動，ホース敷設等の操作●可搬型代替注水中型ポンプへの給油操作

可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作
常設代替高圧電源装置による緊急用
母線の受電操作備 考

重大事故等対応要員（現場）逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減
圧操作

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

40

非 常用 母線 受電

24 時間 10 分

当直運転員
（現場）

36

直流電源の負荷切離操作（現場）
約14時間 格納 容器 圧力 279kPa[gage]到 達

操作の内容

当直運転員
(中央制御室)32●緊急用海水系による海水通水の系統構成操作及び起動操作

20 分
15 分

●代替燃料プール冷却系の起動操作
13人 a〜 m及び 参 集6人

第 2.3.3−3 図

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）の作業と所要時間（2／2）

2.3.3-38

解析上考慮 しない
約25時 間 後ま で に実 施す
る

10
主蒸気隔離弁閉止による圧力上昇（最高値：約 8.16MPa[gage]）

8

原子炉圧力

逃がし安全弁 1 個開固着による圧力低下

6
原子炉隔離時冷却系停止による圧力上昇
逃がし安全弁（自動減圧機能）6 個による手動減圧（開固着の 1 個と合わせ 7 個による減圧）（約 3 時間）(MPa[abs])
MPa[abs]）4

臨 界流 モデ ルへ の切 替わ りにより，蒸気流量が減少し，原子炉圧力が高めに維持される

2

0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）

第 2.3.3−4 図

原子炉圧力の推移

20
炉心部は高ボイド率のため二相水位が高めとなる

原子炉水位（シ ュラウド内外水 位）

シュラウド内（炉心上部プレナム）

15

原子炉隔離時冷却系停止に伴う
水位低下
レベル 8
レベル 3
原子炉隔離時冷却系による水位回復
注水開始後
徐々に水位が回復

レベル 2

シュラウド外10

レベル 1
燃料有効長頂部

シュラウド内（平均出力燃料集合体）

5

燃料有効長底部

手動減圧に伴う減圧沸騰によりシュラウド内（炉心下部プレナム） 二相水位が上昇（約 3 時間）注水された未飽和水が炉心バイパス部から炉心下部プレナムに流入しボイド率が低下することで二相水位による満水が維持できなくなるため，水位が形成される

(m)
0
0

1

2

3

4

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH3ON001

第 2.3.3−5 図※

原子炉水位（シュラウド内外水位）の推移 ※シュラウド内外水位はボイドを含む場合は，二相水位を示している。

2.3.3-39

5

1000

800

注水流量

600

(m ３ ／h)
400）

可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧
代替注水系（可搬型）による注水（原子炉
水位低（レベル３）から原子炉水位高（レベル８）の間に維持するよう注水）

原子炉隔離時冷却系による注水（原子炉水位低（レベル３）から原子炉水位高（レベル８）の間に維持するよう注水）

臨界流モデルへの切替わりにより，蒸気流量が減少し，原子炉圧力が高めに維持されることから，注水流量が減少

200

0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH3ON001

第 2.3.3−6 図

注水流量の推移

3000

2500

蒸気流量

逃がし安全弁（自動減圧機能）による減圧（約 3 時間）（開固着した 1 個と合わせ 7 個）

2000

平衡均質流モデルから差圧流モデルへの切替わりにより，蒸気流量が増加

1500

(t／h)
1000

平衡均質流モデルへの切替わりにより，蒸気流量が減少

逃がし安全弁 1 個開固着

500

0
0

1

2

3

4

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH3ON001

第 2.3.3−7 図

逃がし安全弁からの蒸気流量の推移

2.3.3-405

500

原子炉圧力 容器内の保有水 量(t)

原子炉隔離時冷却系停止による
水量減少

400

逃がし安全弁（自動減圧機能）
7 個開放による水量減少（約 3 時間）300
低 圧代替 注水系 （可搬 型）の 注水流 量減少 による 水量
の減少

200

100
可搬型代替注水中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開始による水量回復

0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH3ON001

第 2.3.3−8 図

原子炉圧力容器内の保有水量の推移

1200

原子炉減圧による二相燃料被覆管最高温度
水位の上昇に伴う一時（約 746℃）
的な温度の低下（約 3 時間）

1000

燃料被覆管温度(℃)

800
炉心露出による
燃料被覆管温度の上昇

600

炉心再冠水により飽和温度まで
低下

400

200

0
0

1

2

3

4

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH3ON001

第 2.3.3−9 図

燃料被覆管温度の推移

2.3.3-415

1.0E+6
核沸騰冷却（ボイド率に対応した値）

蒸気冷却 蒸気冷却

1.0E+5

核沸騰冷却（再冠水後）
遷移沸騰冷却

熱伝達係数

膜沸騰冷却(冠水時)
噴霧流冷却(露出時)

1.0E+4

核沸騰冷却（再冠水後）ボイド率増加に伴う熱伝達係数低下

1.0E+3(W／(m２・K))
手動減圧による減圧沸騰に伴う水位上昇により一時的に燃料被覆管最高温度発生
位置が再冠水し熱伝達係数が増加

1.0E+2

1.0E+1
燃料被覆管最高温度
発生位置露出燃料被覆管最高温度
発生位置再冠水

1.0E+0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH3ON001

第 2.3.3−10 図

燃料被覆管最高温度発生位置における熱伝達係数の推移

1.2

燃料被覆管最高温度
発生位置再冠水

燃料被覆管最高温度
発生位置露出

1

ボイド率

0.8

0.6

(−)
0.4

手動減圧による減圧沸騰に伴う水位上昇により一時的に燃料被覆管最高温度発生位置が再冠水しボイド率が低下（約 3 時間）

0.2

0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH3ON001

第 2.3.3−11 図

燃料被覆管最高温度発生位置におけるボイド率の推移

2.3.3-42

1.2

炉心再冠水により大量の蒸気が発生しボイド率が
増加

1

0.8

ボイド率

可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水（可搬型）の注水に伴うボイド率の低下

0.6

(−)

0.4

0.2
原子炉減圧に伴うボイド率増加（約 3 時間）

0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH3ON001

第 2.3.3−12 図

平均出力燃料集合体のボイド率の推移

1.2

下部プレナムでの水位形成により炉心部の冷却材が落下しボイド率が増加

1

ボイド率

0.8

0.6
可搬型代替注水中型ポンプを用いた
低圧代替注水（可搬型）の注水に伴うボイド率の低下(−)
0.4

原子炉減圧に伴うボイド率増加（約 3 時間）

0.2

0
0

1

2

3

4

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH3ON001

第 2.3.3−13 図

炉心下部プレナム部のボイド率の推移

2.3.3-435

10000
GEMP731
ORNL3626

燃 料被 覆管 の最 高温 度 及 び
円周方向応力の最高値

ORNL3626(照射)GEMP683
GEVNC(0.56℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(2.8 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(5.6 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(0.56℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

1000

GEVNC(2.8 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

周
方
向
の
応
力

GEVNC(5.6 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

円 周 方 向 の 応 力

円

NUREG-0630,DATA F(ORNL)NUREG-0630,DATA H(KfK FABIOLA)NUREG-0630,DATA I(ORNL)NUREG-0630,DATA J(KfK)
KfK(0.8〜1.6K/s)(REBEKA Single Rod)JNES(内圧破裂試験)

100

NFI他(内圧破裂試験)

ベストフィット曲線
平均値−２σ曲線2) ２ )
(N／mm
(N/mm

10

1
0

100

200

300

400

500

600

700

800

900

1000

1100

1200

1300

1400

1500

1600

燃 料 被 覆 管 温 度 (℃)

第 2.3.3−14 図

燃料被覆管破裂が発生した時点の燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係

2.3.3-44

0.8

原子炉減圧に伴う格納容器圧力上昇
最高値：約 0.28MPa[gage]（約 14 時間）
格納容器圧力

0.6

格
納
容
器
圧
力

ドライウェルサプレッション・チェンバ

格納容器圧力 279kPa[gage]到達にて可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替
格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却を実施（約 14 時間）
原子炉注水の起動／停止の繰り返しに伴う蒸気発生量の増減により，格納容器への放熱量が変動しサプレッション・チェンバ圧力が変動する。また，ベント管真空破壊装置の作動によりドライウェル圧力もこれに追従する。
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）運転開始（約 24 時間）
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
運転に切替え（13.7kPa[gage]到達時）
ベント管の水没長さ分の水頭圧によるドライ
ウェルとサプレッション・チェンバの圧力差

0.4(MPa[gage])(MPa[gage])

0.2

0.0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TB--GH3W001

逃がし安全弁 1 個開固着及び原子炉減圧に伴い，原子炉内の蒸気が流入し圧力が上昇

第 2.3.3−15 図

格納容器圧力の推移

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）への切替後，原子炉
圧力容器からの放熱の影響により上昇傾向となるが，原子炉減圧後の原子炉圧力容器温度より若干低い温度（100℃程度）で平衡状態となる

300
ドライウェル

原子炉減圧に伴い，原子炉内の蒸気が流入することによる温度上昇
格納容器雰囲気温度

格
納
容
器
雰
囲
気
温
度

サプレッション・チェンバ

最高値：約 141℃（約 14 時間）
可搬型代替注水中型ポンプを用いた格納容器スプレイ
冷却系（可搬型）作動による温度上昇の抑制
ドライウェル雰囲気温度は，原子炉注水の起動／停止の繰り返しに伴う蒸気発生量の増減により，格納容器への放熱量が変動することから上下する

200

100

（℃）
(℃)

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）運転開始（約 24 時間）

0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TB--GH3W001
原子炉減圧に伴い原子炉飽和温度が低下することで，圧力容器壁面（内表面）温度が低下し，熱伝導の遅れを伴って，外表面の温度も低下し，格納容器気相部温度の低下に繋がる。また，格納容器気相部から壁面への伝熱により，壁面温度が上昇することで格納容器気相部温度が低下する

第 2.3.3−16 図

格納容器雰囲気温度の推移

2.3.3-45

20

サ プ レ ッ シ ョ ン ・プ ー ル 水 位

15

通常水位＋6.5m（約 13.5m）
通常水位＋5.5m（約 12.5m）
可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器
スプレイ冷却系（可搬型）停止

10

ー

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ

可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）開始（約 14 時間）
ベントライン（約 15m）

ル
水
位

5

低圧代替注水（可搬型）による外部水源を用いた原子炉注水により逃がし安全弁を介し原子炉内の蒸気が流入するため水位が
上昇

(m)

(m)

0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TB--GH3W001

第 2.3.3−17 図

サプレッション・プール水位の推移

300

サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プー
ール水温度

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ
ル
水
温
度

最高値：約 137℃
（約 23 時間）200

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）作動による温度低下（約 24 時間）

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）作動による温度低下

100

(℃)

(℃)

逃がし安全弁を介し原子炉内の蒸気が流入し水温が徐々に上昇

0
0

24

48

72

96

120

144

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TB--GH3W001

第 2.3.3−18 図

サプレッション・プール水温度の推移

2.3.3-46168

10主蒸気隔離弁閉止による圧力上昇（最高値：約 8.16MPa[gage]）

8

原子炉圧力

逃がし安全弁 1 個開固着による圧力低下
原子炉隔離時冷却系再起動による圧力低下6

逃がし安全弁（自動減圧機能）による手動減圧（開固着の 1 個と合わせ 7 個による減圧）（236 分）原子炉隔離時冷却系停止
による圧力上昇(MPa[abs])

4

2

0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH3ON005

第 2.3.3−19 図

原子炉圧力の推移（遅れ時間 55 分）

20

原子炉水位（シ ュラウド内外水 位）

原子炉隔離時冷却系停止による水位低下
原子炉隔離時冷却系再起動に伴うシュラウド内減圧沸騰による二相水位の上昇（炉心上部プレナム）

15

レベル 8
レベル 3
レベル 2

注水開始後
除々に水位が回復
シュラウド外10

レベル 1
燃料有効長頂部

シュラウド内（平均出力燃料集合体）

5

シュラウド内（炉心下部プレナム）

燃料有効長底部
手動減圧に伴う減圧沸騰
による水位上昇（236 分）

注水された未飽和水が炉心バイパス部から炉心下部プレナムに流入しボイド率が低下することで二相水位による満水が維持できなくなるため，水位が形成される

(m)
0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH3ON005

第 2.3.3−20 図

原子炉水位（シュラウド内外水位）の推移（遅れ時間 55 分）

2.3.3-47

1200
燃料被覆管最高温度（約 875℃）

1000

燃料被覆管 最高温度

800

600
炉心露出による
燃料被覆管温度の上昇

400

(℃)
200
炉心再冠水により飽和温度まで低下

0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH3ON005

第 2.3.3−21 図

燃料被覆管最高温度の推移（遅れ時間 55 分）

2.3.3-48

第 2.3.3−1 表
操作及び確認
原子炉スクラム，全交流動力電
源喪失及び逃がし安全弁開固
着の確認

2.3.3-49

原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）時における重大事故等対策について（1／5）
手

順

常設設備
・外部電源が喪失するとともに，非常用ディ 主蒸気隔離弁 ＊ー ゼ ル 発 電 機 等 が 全 て 機 能 喪 失 す る こ と 逃がし安全弁（安全で，全交流動力電源喪失となり，原子炉が 弁機能） ＊スクラムしたことを確認する。
・主蒸気隔離弁が閉止し，原子炉圧力が逃がし安全弁の設定点以下まで低下することにより異常を検知し，逃がし安全弁の開固着を確認する。
・再循環系ポンプが停止したことを確認する。
・原子炉水位が，原子炉水位異常低下（レベ 原 子 炉 隔 離 時 冷 却ル２）設定点に到達した時点で原子炉隔離 系 ＊時冷却系が自動起動したことを確認する。
サプレッション・チ
ェンバ ＊125V 系蓄電池

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
−
平均出力領域計装 ＊起動領域計装 ＊原子炉圧力 ＊
原子炉圧力（ＳＡ）
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧 ＊Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧 ＊緊急用Ｍ／Ｃ電圧−

原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原 子炉隔 離時冷却系系 統流 量＊＊

既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 2.3.3−1 表
操作及び確認
原子炉水位の調整操作（原子炉
隔離時冷却系）

2.3.3-50
早期の電源回復不能の確認

電源確保操作対応

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）時における重大事故等対策について（2／5）
手順

・原子炉隔離時冷却系の起動により原子炉注水が開始され，原子炉水位が回復したことを確認する。
・原子炉水位回復後は，原子炉水位を原子炉
水位低（レベル３）設定点から原子炉水位
高（レベル８）設定点の間に維持する。
・原子炉隔離時冷却系による原子炉注水は，逃がし安全弁の開固着によって，原子炉隔離時冷却系が動作できない範囲に原子炉圧力が低下するまでの間継続する。
・原子炉隔離時冷却系の停止後は，逃がし安全弁の開固着により原子炉水位が徐々に低下し，燃料有効長頂部に到達したことを確認した場合は，炉心損傷がないことを継続的に確認する。
・全交流動力電源喪失の確認後，中央制御室からの遠隔操作により外部電源の受電及び非常用ディーゼル発電機等の起動を試みる
が，失敗したことを確認し，早期の電源回
復不能を確認する。
・非常用ディーゼル発電機等の回復操作を実施する。
・外部電源の回復操作を実施する。
＊

常設設備
原子炉隔離時冷却系＊
サプレッション・
チェンバ ＊
125V 系蓄電池

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
−
原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原 子炉隔 離時冷却系系 統流 量＊

原子炉圧力 ＊
原子炉圧力（ＳＡ）
格 納容器 雰囲気放射線 モニ タ
（Ｄ／Ｗ） ＊
格 納容器 雰囲気放射線 モニ タ（Ｓ／Ｃ） ＊

−

−

−

−

−

−

：有効性評価上考慮しない操作
既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 2.3.3−1 表
操作及び確認手

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）時における重大事故等対策について（3／5）
順

可搬型代替注水中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

2.3.3-51

・全交流動力電源喪失に伴う低圧注水機能喪
失の確認後，可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原
子炉注水準備を開始する。
・逃がし安全弁の開固着により原子炉圧力が低下していることから，原子炉圧力が低圧
代替注水系（可搬型）の吐出圧力を下回った場合は，原子炉注水が開始される。
逃がし安全弁（自動減圧機能） ・可搬型代替注水ポンプを用いた低圧代替注の手動による原子炉減圧操作
水系（可搬型）の起動準備操作の完了後，逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個の手動開放により，原子炉減圧を実施する。

常設設備
西側淡水貯水設備

逃がし安全弁（自動減圧機能） ＊非常用窒素供給系
高圧窒素ボンベ
125V 系蓄電池
西側淡水貯水設備

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
可搬型代替注 原子炉圧力 ＊
水中型ポンプ 原子炉圧力（ＳＡ）−

原子炉圧力 ＊
原子炉圧力（ＳＡ）

可搬型代替注水中型ポンプ

原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
低 圧代替 注水系原子炉 注水 流
量
原子炉圧力 ＊
原子炉圧力（ＳＡ）−

原子炉水位の調整操作（低圧代
替注水系（可搬型））

・可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代
替注水系（可搬型）の原子炉注水により，原子炉水位が回復したことを確認する。
・原子炉水位回復後は，原子炉水位を原子炉
水位低（レベル３）設定点から原子炉水位
高（レベル８）設定点の間に維持する。

タンクローリによる燃料給油
操作・タンクローリにより可搬型設備用軽油タン 可 搬 型 設 備 用 軽 油 タンクローリ
クから可搬型代替注水中型ポンプへの燃料 タンク
給油を実施する。
＊ 既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 2.3.3−1 表
操作及び確認
直流電源の負荷切離操作

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

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）時における重大事故等対策について（4／5）
手

順・早期の電源回復不能の確認後，中央制御室
及び現場配電盤にて所内常設直流電源設備の不要な負荷の切離しを実施する。
・格納容器圧力が 279kPa[gage]又はドライウ
ェル雰囲気温度がドライウェル設計温度である 171℃に近接したことを確認する。
・可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格
納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格
納容器冷却操作を実施する。

常設設備
125V 系蓄電池

重大事故等対処設備
可搬型設備
−
−

2.3.3-52

西側淡水貯水設備

可搬型代替注水中型ポンプ

常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク−−

計装設備

ドライウェル圧力 ＊ドライウェル雰囲気温度 ＊サ プレッ ション・チェ ンバ 圧
力＊
低 圧代替 注水系格納容 器ス プ
レイ流量
サプレッション・プール水位 ＊
緊急用Ｍ／Ｃ電圧

常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作

・外部電源喪失の確認後，常設代替高圧電源
装置から緊急用母線を受電する。

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作

・早期の電源回復不能の確認後，常設代替高−−圧電源装置による非常用母線の受電準備操作を実施する。
・常設代替高圧電源装置による緊急用母線受 常 設 代 替 高 圧 電 源 −Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧 ＊電操作及び非常用母線の受電準備操作の完 装置
Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧 ＊了後，非常用母線２Ｃ及び２Ｄを受電する。 軽油貯蔵タンク＊ 既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作

第 2.3.3−1 表
操作及び確認

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）時における重大事故等対策について（5／5）
手順・非常用母線の受電後，残留熱除去系海水系の起動操作を実施する。
・可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代
替注水系（可搬型）による原子炉注水及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却を停止する。
・残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉
注水並びに残留熱除去系（格納容器スプレ
イ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作を実施する。

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による冷温停止操作

・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。

使用済燃料プールの冷却操作

・代替燃料プール冷却系等を用いて使用済燃料プールへの注水及び冷却を実施する。

2.3.3-53

残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作＊

常設設備
残留熱除去系（低圧注水系） ＊
サプレッション・
チェンバ ＊
残留熱除去系（格
納容器スプレイ冷却系） ＊残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系） ＊残留熱除去系海水系＊
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系） ＊残留熱除去系海水系＊
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク−

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
−
原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域）
残留熱除去系系統流量 ＊残 留熱除 去系海水系系 統流 量＊

低 圧代替 注水系原子炉 注水 流量
サ プレッ ション・チェ ンバ 圧
力＊
ドライウェル圧力 ＊サ プレッ ション・プー ル水 温度＊−

原子炉圧力 ＊
原子炉圧力（ＳＡ）
残留熱除去系系統流量 ＊−−：有効性評価上考慮しない操作，
既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 2.3.3−2 表
項

主要解析条件（全交流動力電源喪失（ＴＢＰ））（1／7）

初期条件

2.3.3-54目

主要解析条件

解析コード

原子炉側：ＳＡＦＥＲ
格納容器側：ＭＡＡＰ

本重要事故シーケンスの重要現象を評価できる解析コード

原子炉熱出力3,293MW

定格熱出力を設定

原子炉圧力（圧力容器ドーム部）

6.93MPa[gage]

定格圧力を設定

原子炉水位

通常運転水位（セパレータスカ
ート下端から＋126cm）

通常運転水位を設定

炉心流量48,300t／h

定格流量を設定

炉心入口温度

約 278℃

熱平衡計算による値

炉心入口サブクール度

約 9℃

熱平衡計算による値

燃料

９×９燃料（Ａ型）

燃料棒最大線出力密度44.0kW／m

原子炉停止後の崩壊熱

ANSI／ANS-5.1-1979（燃焼度 33GWd／t）

格納容器圧力5kPa[gage]

格納容器雰囲気温度

57℃

条件設定の考え方

９×９燃料（Ａ型）と９×９燃料（Ｂ型）は，熱水力的な特性はほぼ同等であり，その他の核的特性等の違いは燃料棒最大線出力密度の保守性に包含されることから，代表的に９×９燃料（Ａ型）を設定
初期の燃料棒線出力密度が大きい方が燃料被覆管温度の観点で厳しい設定となるため，保安規定の運転上の制限における上限値を設定
崩壊熱が大きい方が原子炉水位低下及び格納容器圧力上昇の観点で厳しい設定となるため，崩壊熱が大きくなる燃焼度の高い条件として，1 サイクルの運転期間（13 ヶ月）に調整運転期間（約 1 ヶ月）を考慮した運転期間に対応する燃焼度を設定（通常運転時においてサイクル末期の炉心平均燃焼度
が 33GWd／t 以下となるよう燃料を配置する。）
格納容器圧力の観点で厳しい高めの設定として，通常運転時の圧力を包含す
る値を設定
ドライウェル内ガス冷却装置の設計温度を設定

第 2.3.3−2 表
項目

主要解析条件（全交流動力電源喪失（ＴＢＰ））（2／7）
主要解析条件

初期条件

格納容器体積5,700m３（ドライウェル）格納容器体積
空間部：4,100m３（サプレッション・チェンバ） 気相部：3,300m３
サプレッション・プール
6.983ｍ
水位（通常水位−4.7cm）
サプレッション・プール
32℃
水温度
ベント管真空破壊装置
3.45kPa（ドライウェル−サプレ
作動差圧ッション・チェンバ間差圧）

条件設定の考え方
設計値を設定サプレッション・プールでの圧力抑制効果が厳しくなる少なめの水量として，保安規定の運転上の制限における下限値を設定
サプレッション・プールでの圧力抑制効果が厳しくなる低めの水位として，
保安規定の運転上の制限における下限値を設定
サプレッション・プールでの圧力抑制効果が厳しくなる高めの水温として，保安規定の運転上の制限における上限値を設定
設計値を設定事故条件

2.3.3-55

外部水源の水温35℃

格納容器スプレイによる圧力抑制効果の観点で厳しい高めの水温として，年間の気象条件変化を包含する高めの水温を設定

起因事象

外部電源喪失送電系統又は所内主発電設備の故障等による外部電源喪失を設定

安全機能の喪失に対する仮定

非常用ディーゼル発電機等の機
能喪失
逃がし安全弁 1 個開固着

本重要事故シーケンスの前提条件として非常用ディーゼル発電機等の機能喪失と同時に逃がし安全弁 1 個の開固着を設定
なお，交流動力電源は 24 時間使用できないことを想定し，この期間は交流
動力電源の復旧及び代替交流動力電源には期待しない

外部電源

外部電源なし起因事象として，外部電源が喪失することを想定

第 2.3.3−2 表
項

主要解析条件（全交流動力電源喪失（ＴＢＰ））（3／7）

重大事故等対策に関連する機器条件

2.3.3-56目

主要解析条件

条件設定の考え方

原子炉スクラム

原子炉水位低（レベル３）信号（遅れ時間：1.05 秒）

原子炉水位低下を厳しくする観点で，外部電源喪失に伴うタービン蒸気加減弁急閉及び原子炉保護系電源喪失による原
子炉スクラムについては保守的に考慮せず，原子炉水位低（レベル３）による原子炉スクラムを設定

主蒸気隔離弁事象発生と同時に閉止

外部電源喪失により制御電源である原子炉保護系電源が喪失し閉止することから，事象発生と同時の主蒸気隔離弁閉を設定

再循環系ポンプ

事象発生と同時に停止

外部電源喪失により駆動電源が喪失し全台停止することから，事象発生と同時の再循環系ポンプ停止を設定

第 2.3.3−2 表項

重大事故等対策に関連する機器条件

2.3.3-57

逃がし安全弁目

主要解析条件（全交流動力電源喪失（ＴＢＰ））（4／7）
主要解析条件

条件設定の考え方（原子炉圧力制御時）
設計値を設定安全弁機能
なお，安全弁機能は逃がし弁機能に比べて原子炉圧力が高め
7.79MPa［gage］×2 個，385.2t／h（1 個当たり） に維持され，原子炉減圧操作時に原子炉圧力が所定の圧力に8.10MPa［gage］×4 個，400.5t／h（1 個当たり） 到達するまでの時間が遅くなるため，事象発生初期において8.17MPa［gage］×4 個，403.9t／h（1 個当たり） 高圧注水機能が喪失し低圧注水機能を用いて原子炉注水操
8.24MPa［gage］×4 個，407.2t／h（1 個当たり） 作を実施する事故シーケンスにおいては，評価項目に対して8.31MPa［gage］×4 個，410.6t／h（1 個当たり） 厳しい条件となる（原子炉手動減圧操作時）
逃がし安全弁（自動減圧機能）6 個を開放することによる原子炉減圧（再閉鎖失敗の 1 個と合わせて 7 個で原子炉減圧）＜原子炉圧力と逃がし安全弁蒸気流量の関係＞

逃がし安全弁の設計値に基づく原子炉圧力と蒸気流量の関係から設定

第 2.3.3−2 表目

2.3.3-58

重 大 事 故 等 対 策 に 関連 す る 機 器 条 件

原子炉隔離時冷却系

主要解析条件

条件設定の考え方

原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて自動起動
原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）設定点まで回復した以降は原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設
定点の範囲に維持
運転手順の停止判断基準に余裕を考慮して，原子炉 圧 力 が 1.04MPa[gage]ま1.04MPa[gage] で 低 下 し た 時 点 で 停止

設計値を設定原子炉隔離時冷却系は，タービン回転数制御により原子炉圧力によらず一定の流量にて注水する設計となっている

・注水特性：136.7.7m ３ ／h
・注水圧力：1.04
1.04MPa[gage]〜7.86MPa[gage]
原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点か
ら原子炉水位高（レベル８）設定点の範囲に維持し，原子炉注水停止中に格納容器
し，原子炉注水停止中に格納容器除熱を実施

残留熱除去系（低圧注水系）

原 子 炉 圧 力 （ MPa[gage]）項

主要解析条件（全交流動力電源喪失（ＴＢＰ））（5／7）（

流 量 （ m ３ /h）

炉心冷却性の観点で厳しい設定として，設計基準事故の解析で用いる最小流量特性を設定

最小流量特性３
注水流量：0m３ ／h〜1,676m／／h
注水圧力：0MPa[dif]MPa[dif]〜1.55MPa[dif]伝熱容量：約 43MW
（サプレッション・プール水温度 100℃，海水温
度 32℃において）℃において）

熱交換器の設計性能に基づき，残留熱除去系の除熱性能を厳しくする観点で，過去の実績を包含する高めの海水温度を設
定

第 2.3.3−2 表目

低圧代替注水系（可搬型）重大事故等対策に関連する機器条件

2.3.3-59

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）

主要解析条件

条件設定の考え方

原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）設定点まで回復した以降は原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設
定点の範囲に維持し，交流動力電源復旧後の事象発生から 24 時間 5 分後に停止

炉心冷却性の観点で厳しい設定として，機器設計上の最低要求値である最小流量特性を設定（原子炉注水単独時）
最小流量特性・注水流量：0m３ ／h〜110m３ ／h
・注水圧力：0MPa[dif]〜1.4MPa[dif]1.5

原子炉圧力(MPa［ dif］)

項

主要解析条件（全交流動力電源喪失（ＴＢＰ））（6／7）

1

0.5

0
0

20

40

60

80

100

120

流量(m３／ h)（原子炉注水と格納容器スプレイ併用時）
設計に基づき，併用時の注入先圧力及び系統圧損を考慮して３も確保可能な流量を設定
・注水流量：50m ／h（一定）
格納容器圧力が 217kPa[gage]に到達した場合は停止し，279kPa[gage]に到達した場合に再開し，交流動力電源復旧後の事象発生から 24 時間 5 分 格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇を抑制可能な流量として，運転手順に基づき設定
後に停止
スプレイ流量：130m３ ／h（一定）
格納容器スプレイ実施中に格納容器圧力が13.7kPa[gage] に 到 達 し た 時 点 で サ プ レ ッ シ ョン・プール冷却運転に切替え

残留熱除去系（格納容器スプ
レイ冷却系）及び残留熱除去
系（サプレッション・プール
冷却系）

設計値を設定３ ３

スプレイ流量：1.9×10 m ／h
（95％：ドライウェル，5％：サプレッション・チェンバ）
伝熱容量：約 43MW
（サプレッション・プール水温度 100℃，海水温
度 32℃において）熱交換器の設計性能に基づき，残留熱除去系の除熱性能を厳しくする観点で，過去の実績を包含する高めの海水温度を設
定

第 2.3.3−2 表
項目

主要解析条件（全交流動力電源喪失（ＴＢＰ））（7／7）
主要解析条件

重大事故等対策に関連する操作条件

2.3.3-60

常設代替高圧電源装置による事象発生から 24 時間後
非常用母線の受電操作
所内常設直流電源設備の不要 事象発生から 1 時間まで（中央制御室）
な負荷の切離操作
事象発生から 8 時間後（現場）逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（可搬型代替注水中型ポンプ 事象発生から 3 時間 1 分後を用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水操作）
可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ 格納容器圧力
冷却系（可搬型）による格納 279kPa[gage]到達時
容器冷却操作残留熱除去系（低圧注水系）
による原子炉注水並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ
事象発生から 24 時間 10 分後冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
による格納容器除熱操作

条件設定の考え方
本事故シーケンスの前提条件として設定
本事故シーケンスの前提条件として設定
状況判断，可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作及び逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作に要する時間を考慮して設
定
運転手順に基づき格納容器ベント実施基準である格納容器
最高使用圧力（310kPa[gage]）に対する余裕を考慮して設定

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作の完了
後，残留熱除去系の起動操作に要する時間を考慮して設定

添付資料 2.3.3.1
安 定 状 態 に つ い て （ 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ Ｔ Ｂ Ｐ ））全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）時の安定状態については，以下のとおり。
原子炉安定停止状態：事象発生後，設計基準事故対処設備又は重大事故等対処
設備 を用 い た 炉 心 冷 却 が 維持 可 能で あ り ，ま た ，冷却 のため の設 備 が そ の 後 も 機 能維 持 でき ，か つ ，必 要な 要 員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合に安定停止状態が確立されたものとする。
格納容器安定状態 ：炉心冷却が維持された後に，設計基準事故対処設備又は重大事故等対処設備を用いた格納容器除熱により格納
容器圧力及び温度が安定又は低下傾向に転じ，また，格納容器除熱のための設備がその後も機能維持でき，かつ，必要な要員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合に安定状態が確立されたものとする。
【安定状態の確立について】
原子炉安定停止状態の確立について
原子炉隔離時冷却系の原子炉注水により炉心冷却が維持される。可搬型代替
注水中型ポンプによる原子炉注水の準備完了後，原子炉を減圧し，可搬型代替
注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水を実施す
る こ と で ，引 き 続 き 炉 心 の 冷 却 は 維 持 さ れ ，原 子 炉 安 定 停 止 状 態 が 確 立 さ れ る 。
格納容器安定状態の確立について
炉心冷却を継続し，常設代替高圧電源装置による交流動力電源の供給開始後に残留熱除去系を用いた格納容器除熱を実施することで，格納容器圧力及び雰
囲 気 温 度 は 安 定 ※ 又 は 低 下 傾 向 と な る 。格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 は 1 50℃ を 下 回 る とともに，ドライウェル雰囲気温度は，低圧注水継続のための逃がし安全弁の機
能 維 持 が 確 認 さ れ て い る 126 ℃ を 上 回 る こ と は な く ， 格 納 容 器 安 定 状 態 が 確 立される。
また，重大事故等対策時に必要な要員は確保可能であり，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
※

残 留 熱 除 去 系 （ サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 冷 却 系 ）に 切 り 替 え る と ， 原 子 炉 圧 力 容 器
か ら の 放 熱 の 影 響 に よ り ド ラ イ ウ ェ ル 雰 囲 気 温 度 は わ ず か に 上 昇 傾 向 と な る 。た だ
し ，残 留 熱 除 去 系 に よ る 格 納 容 器 除 熱 は 確 立 し て お り ，長 期 的 に は 減 圧 後 の 原 子 炉
圧 力 容 器 温 度 （ 100℃ 程 度 ） よ り 若 干 低 い 温 度 で 平 衡 状 態 と な る こ と か ら ， こ の 状
態も含め安定傾向とする。

【安定状態の維持について】
上記の炉心損傷防止対策を継続することにより安定状態を維持できる。
また，残留熱除去系の機能を維持し除熱を継続することで，安定状態の維持が可能となる。
（ 添 付 資 料 2.1.2 別 紙 1）

添付 2.3.3.1-1

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

第 1-1 表分類

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＳＡＦＥＲ）（1／2）

重要 現象

崩壊 熱

崩壊熱モデル

燃料棒表面熱伝達モデル

炉心

添付 2.3.3.2-1

燃料棒表面熱伝達，沸騰 遷移，気液熱 非平 衡解析モデル

燃料 被覆 管酸化燃料 被覆 管変形

ジルコニウム−
水反応モデル

膨れ・破裂評価モデル

不確 かさ

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

入力値に含 まれ る。
最確 条件 を 包 絡 で き る 条 件 を 設 定 す る こ と に より崩壊熱を 大き くす るよ う 考慮 して い る 。
TBL，ROSA-Ⅲ の 実 験 解 析 に お い て ， 熱 伝 達 係 数を低 めに 評 価 す る 可 能 性 が あ り ， 他 の 解 析 モ デルの 不確 か さ と あ い ま っ て コ ー ド 全 体 と し て ，スプ レイ 冷 却 の な い 実 験 結 果 の 燃 料 被 覆 管 温 度に比べて最 大 50℃ 程度 高め に 評価 する 。 また ，
低圧 代替 注 水 系 に よ る 注 水 で の 燃 料 棒 冷 却 過 程にお ける 蒸 気 単 相 冷 却 又 は 噴 霧 流 冷 却 の 不 確 かさは＋20℃ 〜＋40℃ 程度 で ある 。

「解 析 条件 を最 確 条件 と した 場合 の 運転 員等 操 作時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析 コー ド は，実 験 結果 の燃 料被 覆 管温 度に 比べ て 最大 50℃ 程度
高め に 評価 する こ とか ら ，解 析結 果 は燃 料棒 表 面の 熱伝 達 係数 を
小さ く 評価 する 可 能性 が ある 。よ っ て， 実際 の 燃料 棒表 面 での 熱伝達 は 大き くな る こと で ，燃 料被 覆 管温 度は 低 くな るが ， 事象 初期の原子炉注水は原子炉隔離時冷却系の自動起動により確保され， 燃 料被 覆管 温 度を 操 作開 始の 起 点と する 運 転員 等操 作 はな い
こと から ， 運転 員等 操作 時 間に 与え る 影 響は ない 。

解析コードは，実験解析において熱伝達モデルの保守性により燃
料被覆管温度を高めに評価し，有効性評価解析においても燃料被覆管温度を高めに評価することから，評価項目となるパラメータに対 する 余 裕は 大き くな る 。

酸化 量及 び 酸 化 反 応 に 伴 う 発 熱 量 を よ り 大 き く
見積もる Baker-Just 式 によ る 計算 モデ ル を採 用しており， 保守 的な 結果 を 与え る。

解析 コ ード は， 酸 化量 及 び酸 化反 応 に伴 う発 熱 量の 評価 に つい て
保守 的 な結 果を 与 える た め， 燃料 被 覆管 温度 を 高め に評 価 する 可能性 が ある 。よ っ て， 実 際の 燃料 被 覆管 温度 は 低く なる が ，事 象
初期 の 原子 炉注 水 は原 子 炉隔 離時 冷 却系 の自 動 起動 によ り 確保 され， 燃 料被 覆管 温 度を 操 作開 始の 起 点と する 運 転員 等操 作 はな い
こと から ， 運転 員等 操作 時 間に 与え る 影 響は ない 。
解析 コ ード は， 燃 料被 覆 管の 破裂 判 定に おい て おお むね 保 守的 な
判定 結 果を 与え ， 有効 性 評価 解析 に おい て炉 心 が露 出す る こと による 燃 料被 覆管 温 度の 上 昇は 最 大 746℃ であ る こと から ， ベス ト
フィ ッ ト曲 線の 破 裂判 断 基準 に対 し て十 分な 余 裕が あり ， 燃料 被覆管 の破 裂 判定 の不 確か さ が運 転員 等 操 作に 与え る 影響 はな い。

解析コードは，酸化量及び酸化反応に伴う発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，燃料被覆管温度を高く評価すること
から ，評 価 項目 とな るパ ラ メー タに 対 す る余 裕は 大 きく なる 。

膨れ ・破 裂 は ， 燃 料 被 覆 管 温 度 と 円 周 方 向 応 力に基 づい て 評 価 さ れ ， 燃 料 被 覆 管 温 度 は 上 述 のよう に高 め に 評 価 さ れ ， 円 周 方 向 応 力 は 燃 焼 期
間中 の変 化 を 考 慮 し て 燃 料 棒 内 圧 を 大 き く 設 定
し保 守的 に 評 価 し て い る 。 し た が っ て ， ベ ス ト
フィ ット 曲 線 を 用 い る 場 合 も 破 裂 の 判 定 は お お
むね保守的 とな る。

破裂発生前の被覆管の膨れ及び破裂発生の有無は，伝熱面積やギャップ熱伝達係数，破裂後の金属−水反応熱に影響を与え，燃料被覆管温度に影響を与える。解析コードは，燃料被覆管の破裂判定においておおむね保守的な判定結果を与え，有効性評価解析において炉心が露出することによる燃料被覆管温度の上昇は最大
746℃ で ある こと か ら，ベ スト フィ ッ ト曲 線の 破裂 判 断基 準に 対して十分な余裕があり，燃料被覆管の破裂判定の不確かさにより，評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響 はな い。

添付資料 2.3.3.2

第 1-1 表
分類

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＳＡＦＥＲ）（2／2）

重要 現象

炉心

沸騰・ボ イド率変化，気液 分離（水位変 化 ）・対向流，三次 元効 果原子炉圧力容器

添付 2.3.3.2-2

沸騰・凝 縮・ボイ
ド率 変化 ，気液分
離（ 水位 変化）・
対向 流

解析モデル

二相流体の流動モデル

二相流体の流動モデル

冷却 材放 出（臨界流・ 差圧 流）臨界流モデルECCS 注 水 （ 給 水系・代替 注水系含む。 ）原子炉注水系モデル

不確 かさ

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

TBL，ROSA-Ⅲ，FIST-ABWR の 実験 解析 にお いて ，
二相 水位 変 化 は ， 解 析 結 果 に 重 畳 す る 水 位 振 動
成分 を除 い て ， 実 験 結 果 と お お む ね 同 等 の 結 果が得 られ て い る 。 低 圧 代 替 注 水 系 の 注 水 に よ る
燃料 棒冷 却 （ 蒸 気 単 相 冷 却 又 は 噴 霧 流 冷 却 ） の不確かさは ＋20℃〜 ＋40℃ 程度 であ る 。
また，原子炉 圧 力の 評価 に おい て，ROSA-Ⅲで は，
LPCS スプレ イの 影 響に よ り 2MPa より 低 い圧 力
で系 統的 に 圧 力 低 下 を 早 め に 予 測 す る 傾 向 を 呈して おり ， 解 析 上 ， 低 圧 注 水 系 等 の 注 水 開 始 タ
イミ ング を 早 め る 可 能 性 が あ る が ， こ の 場 合 でも解 析コ ー ド は 被 覆 管 温 度 を 高 め に 評 価 し て おり， 評価 項 目 と な る パ ラ メ ー タ に 対 し て は 保 守的な結果を 与え る。
下部 プレ ナ ム の 二 相 水 位 を 除 き ， ダ ウ ン カ マ の
二相 水位 （ シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 ） に 関 す る 不 確 かさを 取り 扱 う 。 シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 に つ い て は ，
燃料 被覆 管 温 度 及 び 運 転 員 操 作 の ど ち ら に 対 しても 二相 水 位 及 び こ れ を 決 定 す る 二 相 流 動 モ デルの 妥当 性 の 有 無 は 重 要 で な く ， 質 量 及 び 水 頭のバ ラン ス だ け て 定 ま る コ ラ プ ス ト 水 位 が 取 り
扱え れば 十 分 で あ る 。 こ の た め ， 特 段 の 不 確 かさを考慮す る必 要は ない 。
TBL，ROSA-Ⅲ，FIST-ABWR の 実験 解析 にお いて ，
圧力 変化 は 実 験 結 果 と お お む ね 同 等 の 解 析 結 果が得 られ て お り ， 臨 界 流 モ デ ル に 関 し て 特 段 の不確かさを 想定 する 必要 は ない 。

運転 操 作は シュ ラ ウド 外 水位 （原 子 炉水 位計 ） に基 づく 操 作で あるこ と から ，運 転 員等 操 作時 間に 与 える 影響 は 原子 炉圧 力 容器 の分類 にて 示 す。

解析コードは，燃料被覆管温度に対して，解析結果に重畳する水位 振 動 に 伴 う 燃 料 棒 冷 却 の 不 確 か さ の 影 響 を 考 慮 す る と 20℃ 〜
40℃ 程 度 低 め に 評 価 す る 可 能 性 が あ る が ， 有 効 性 評 価 解 析 に お け
る燃 料被 覆 管最 高温 度は 約 746℃ 程度 であ り，評 価 項目 に対 して 十分な 余裕 が ある こと から ， その 影響 は 非 常に 小さ い 。

解析 コ ード は， ダ ウン カ マ部 の二 相 水位 変化 を 適切 に評 価 する ことか ら， 運 転員 等操 作時 間 に与 える 影 響 は小 さい 。

解析コードは，ダウンカマ部の二相水位変化を適切に評価することか ら， 評 価項 目と なる パ ラメ ータ に 与 える 影響 は 小さ い。

解析 コ ード は， 原 子炉 圧 力変 化を 適 切に 評価 す るこ とか ら ，運 転員等 操作 時 間に 与え る影 響 は小 さい 。
破断 口 及び 逃が し 安全 弁 から の流 出 は， 圧力 容 器ノ ズル 又 はノ ズ
ルに 接 続す る配 管 を通 過 し， 平衡 均 質流 に達 す るの に十 分 な長 さであ る こと から ， 管入 口 付近 の非 平 衡の 影響 は 無視 でき る と考 えられ ，平 衡 均質 臨界 流モ デ ルを 適用 可 能 であ る。
「解 析 条件 を最 確 条件 と した 場合 の 運転 員等 操 作時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析コードは，原子炉圧力変化を適切に評価することから，評価
項目 とな る パラ メー タに 与 える 影響 は 小 さい 。
破断口及び逃がし安全弁からの流出は，圧力容器ノズル又はノズ
ルに接続する配管を通過し，平衡均質流に達するのに十分な長さであることから，管入口付近の非平衡の影響は無視できると考えられ ，平 衡 均質 臨界 流モ デ ルを 適用 可 能 であ る。
「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

入力値に含 まれ る。
各系 統の 設 計 条 件 に 基 づ く 原 子 炉 圧 力 と 注 水 流
量の 関係 を 使 用 し て お り ， 実 機 設 備 仕 様 に 対 して注 水流 量 を 少 な め に 与 え ， 燃 料 被 覆 管 温 度 を高めに評価 する 。

第 1-2 表
分類

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＭＡＡＰ）

重要 現象

炉心
原子炉
圧力容器

解析モデル

不確 かさ

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

崩壊 熱炉心モデル（原子炉出力及び崩壊熱）「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

ECCS 注 水 （ 給 水系・代替 注水設備含む ）安全系モデル（非常用炉心冷却系）

入力値に含 まれ る。
保守 的な 崩 壊 熱 を 入 力 値 に 用 い て お り ， 解 析 モ
デルの不確 かさ の影 響は な い。
入力値に含 まれ る。
保守 的な 注 水 特 性 を 入 力 値 に 用 い て お り ， 解 析
モデルの不 確か さの 影響 は ない 。

「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

HDR 実験解 析で は，格納 容 器圧 力及 び 雰囲 気温 度につ いて ， 温 度 成 層 化 を 含 め て 傾 向 を よ く 再 現
でき るこ と を 確 認 し た 。 格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 を
十数℃程度 高め に， 格納 容 器圧 力 を 1 割 程度 高
めに 評価 す る 傾 向 が 確 認 さ れ た が ， 実 験 体 系 に起因 する も の と 考 え ら れ ， 実 機 体 系 に お い て は
この 種の 不 確 か さ は 小 さ く な る も の と 考 え ら れる。 また ， 非 凝 縮 性 ガ ス 濃 度 の 挙 動 に つ い て ，
解析 結果 が 測 定 デ ー タ と よ く 一 致 す る こ と を 確認した。
CSTF 実験解析 では ，格 納 容器 雰囲 気 温度 及び 非凝縮 性ガ ス 濃 度 の 挙 動 に つ い て ， 解 析 結 果 が 測
定データと よく 一致 する こ とを 確認 し た 。

解析 コー ド は，HDR 実験 解 析に おい て 区 画に よっ て 格納 容器 雰囲
気温 度を 十 数℃ 程度 ，格 納 容器 圧力 を 1 割程 度高 め に評 価す る傾
向が 確認 さ れて いる が， BWR の 格納 容 器 内の 区画 と は異 なる 等，
実験 体系 に 起因 する もの で あり ，実 機 体 系に おい て は不 確か さが
小さ くな る もの と推 定さ れ ，全 体と し て は格 納容 器 圧力 及び 雰囲
気温 度の 傾 向を 適切 に再 現 でき てい る こ とか ら， 格 納容 器圧 力及び雰 囲気 温 度を 操作 開始 の 起点 とし て い る可 搬型 代 替注 水中 型ポ
ンプ を用 い た代 替格 納容 器 スプ レイ 冷 却 系（ 可搬 型 ）に よる 格納
容器 冷却 に 係る 運転 員等 操 作時 間に 与 え る影 響は 小 さい 。
また ，格 納 容器 各領 域間 の 流動 ，構 造 材 との 熱伝 達 及び 内部 熱伝
導の 不確 か さに おい ては ，CSTF 実験 解 析 にお いて 格 納容 器雰 囲気
温度 及び 非 凝縮 性ガ スの 挙 動は 測定 デ ー タと 良く 一 致す るこ とを確認 して お り， その 差異 は 小さ いこ と か ら， 格納 容 器圧 力及 び雰
囲気 温度 を 操作 開始 の起 点 とし てい る 可 搬型 代替 注 水中 型ポ ンプ
を用 いた 代 替格 納容 器ス プ レイ 冷却 系 （ 可搬 型） に よる 格納 容器
冷却 に係 る 運転 員等 操作 時 間に 与え る 影 響は 小さ い 。
「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析 コー ド は，HDR 実験 解 析に おい て 区画 によ って 格 納容 器雰 囲気
温度 を十 数 ℃程 度， 格納 容 器圧 力を 1 割 程度 高め に 評価 する 傾向が確 認さ れ てい るが ，BWR の格 納 容器 内の 区画 とは 異 なる 等，実験体系に起因するものであり，実機体系においては不確かさが小さくなるものと推定され，全体としては格納容器圧力及び雰囲気温度の傾向を適切に再現できていることから，評価項目となるパラ
メー タに 与 える 影響 は小 さ い。
また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導の 不確 か さに おい ては ，CSTF 実 験 解析 によ り格 納 容器 雰囲 気温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認していることから，評価項目となるパラメータに与える影響は
小さ い。

「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

格納容器各領域
間の 流動

格納容器

添付 2.3.3.2-3構造材との熱伝達及び内部熱伝導格納容器モデル（格納容器の熱水力モデル）

気液界面の熱伝達スプ レイ 冷却

安全系モデル（格納容器スプレイ）

サ プ レ ッ シ ョン・ プー ル冷却

安全系モデル（非常用炉心冷却系）

入力値に含 まれ る。
スプ レイ の 水 滴 温 度 は 短 時 間 で 雰 囲 気 温 度 と 平衡に至ることから伝熱モデルの不確かさはな
い。
入力値に含 まれ る。
ポン プ流 量 及 び 除 熱 量 は ， 設 計 値 に 基 づ き 与 え
られ てお り ， 解 析 モ デ ル の 不 確 か さ の 影 響 は ない。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（1／4）
解析条件の不確かさ項

条件 設定 の 考え 方

目
解析条件

最確 条件

原子 炉熱 出力3,293MW

約 3,279MW〜
約 3,293MW（実 績値 ）

原子 炉圧力(圧力 容 器ド ーム部)

6.93MPa[gage]

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

定格 熱出 力 を設 定

定格 圧力 を 設定

通常 運転 水 位を 設定

原子 炉水位

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 ）

48,300t／h（定格流量（100％流量））

定格流量の約 86％〜約 104％
（実績値）

初期条件

添付 2.3.3.2-4

通常運転水位（セパレータスカー
ト下端から＋126cm）

定格 流量 を 設定
炉心 流量

燃

料

燃料 棒最大線出 力密度

９×９燃料(Ａ型)

44.0kW／m

装荷 炉心 ご と約 33 kW／ m〜
約 41kW／m（実 績値 ）

９ ×９ 燃 料 (Ａ 型 )と ９ ×９ 燃 料 (Ｂ型)は ， 熱 水力 的 な 特 性 はほ ぼ 同 等
であ り ，そ の他 の 核的 特性 等の 違 いは燃料棒最大線出力密度の保守性に包 含さ れ るこ とか ら ，代 表的 に ９
×９燃 料(Ａ 型)を 設 定
初期の燃料棒線出力密度が大きい
方が燃料被覆管温度に対して厳しい設 定と な る
この ため ，保安 規 定の 運転 上の 制 限にお ける 上 限値 を設 定

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

最確条件とした場合には最大線出力密度及び原子炉停止
後の崩壊熱が緩和される。最確条件とした場合の運転員
等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響
は，最大線出力密度及び原子炉停止後の崩壊熱にて説明する 。
最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，事象初期において主蒸気隔離弁が閉止するため事象進展に及ぼす影響は小さく，運転員等
操作 時間 に 与え る影 響は 小 さい 。
最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，解析条件で設定した通常運転水位から高圧炉心スプレイ系等の自動起動信号が発信する原子炉水位異常低下（レベル２）までの原
子炉 水位 の 低下 量は 約 2m であ るの に 対し てゆ らぎ に よる
水位 低下 量 は約 40mm で あり 非常 に 小さ い 。し たが っ て，
事象進展に及ぼす影響は小さいことから，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，炉心流量の運転範囲において解析条件から変動しうるが，事象初期において原子炉がスクラムするとともに，再循環ポンプがトリップするため，初期炉心流量が事象進展に及ぼす影響は小さいこと
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 (Ａ 型 )及 び ９ ×９
燃 料 (Ｂ 型 )の 混 在 炉 心 又 は そ れ ぞ れ 型 式 の 単 独 炉 心 と なる場合があるが，両型式の燃料の特性はほぼ同等である
ことから，事象進展に及ぼす影響は小さく，運転員等操
作時 間に 与 える 影響 はな い 。

最確条件とした場合には最大線出力密度及び原子炉停止
後の崩壊熱が緩和される。最確条件とした場合の運転員
等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響
は，最大線出力密度及び原子炉停止後の崩壊熱にて説明する 。
最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，事象初期において主蒸気隔離弁が閉止するため，事象進展に及ぼす影響は小さく，評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響は 小 さ い。
最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，ゆらぎの幅は事象発生後の水位低下量に対して非常に小さい。例えば，解析条件で設定した通常運転水位から高圧炉心スプレイ系等の自動起動信号が発信する原子炉水位異常低下（レベル２）までの原
子炉 水位 の 低下 量は 約 2m であ るの に 対し てゆ らぎ に よる
水位 低下 量 は約 40mm で あり 非常 に 小さ い 。し たが っ て ，
事象進展に及ぼす影響は小さいことから，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には，炉心流量の運転範囲において解析条件から変動しうるが，事象初期において原子炉がスクラムするとともに，再循環ポンプがトリップするため，初期炉心流量が事象進展に及ぼす影響は小さいことから ，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 には ，９ ×９ 燃料 (Ａ 型)及 び ９×９燃
料 (Ｂ 型 )の 混 在 炉 心 又 は そ れ ぞ れ 型 式 の 単 独 炉 心 と な る場合があるが，両型式の燃料の特性はほぼ同等であることから，炉心冷却性に大きな差は無く，評価項目となる
パラ メー タ に与 える 影響 は ない 。

最確条件は解析条件で設定している燃料棒線出力密度よりも小さくなる。このため，燃料被覆管温度上昇が緩和されるが，事象初期の原子炉注水は原子炉隔離時冷却系の自動起動により確保され，燃料被覆管温度を操作開始の起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操
作時 間に 与 える 影響 はな い 。

最確条件は解析条件で設定している燃料棒線出力密度よりも小さくなる。このため，燃料被覆管温度上昇が緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は 大き く なる 。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（2／4）
解析条件の不確かさ

項

目
解析条件

原子 炉停 止後の
崩壊 熱

初期条件

添付 2.3.3.2-5

格納 容器 圧力ANSI/ANS-5.1-1979
燃焼度 33GWd／t

5kPa[gage]

燃焼 度
33GWd／t 以下（実 績値 ）

約 2.2kPa[gage]〜
約 4.7kPa[gage]（実 績値 ）

ドラ イウ ェル雰囲 気温度57℃

約 25℃ 〜約 58℃（実 績値 ）

格納 容器 体積
（ド ライ ウ ェル）

5,700m ３

5,700m ３（設 計値 ）

格納 容器 体積（サ プレ ッ ション・チェ ンバ）

サプ レッ シ ョン・
プー ル水位

空間部：4,100m ３
液相部：3,300m ３

6.983m（通常運転水位-4.7cm）

条件 設定 の 考え 方

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

崩壊 熱が 大 きい 方が ，原 子炉 水 位低下及び格納容器圧力上昇の観点で厳し い設 定 とな る 。こ のた め ，崩壊
熱が大きくなる燃焼度の高い条件と し て ，1 サ イ ク ル の 運 転 期 間 (13ヶ 月 )に 調 整 運 転 期 間(1 ヶ 月 )を考慮した運転期間に対応する燃焼度を設 定

最確条件は解析条件で設定している崩壊熱と同等以下となる。燃 焼度 33GWd／t の 場 合は，解 析条 件と 最確 条 件は同等であることから，運転員等操作時間に与える影響はない 。ま た，燃焼度 33GWd／t 未 満の 場合 は，原子 炉か ら
サプレッション・プールに流出する蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下は遅くなり，炉心露出後の燃料
被覆管温度の上昇は緩和されるが，事象初期の原子炉注
水は原子炉隔離時冷却系の自動起動により確保され，運転員等操作時間に与える影響はない。また，同様に格納
容器圧力及び雰囲気温度並びにサプレッション・プール
水位及びサプレッション・プール水温度の上昇が遅くなり，これらのパラメータを操作開始の起点とする運転員
等操 作の 開 始時 間は 遅く な る。
最確条件とした場合には，解析条件で設定している圧力よりも小さくなるため，格納容器圧力が低めに推移する
ことから，格納容器圧力を操作開始の起点とする運転員
等操 作の 開 始時 間は 遅く な る。
最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，ドライウェル雰囲気温度は，格納容器スプレイの実施に伴い飽和温度となり，初期温度のゆらぎ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 。
解析条件は最確条件と同等であることから，事象進展に影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

最確条件は解析条件で設定している崩壊熱と同等以下となる。 燃 焼度 33GWd／t の 場 合は， 解 析条 件と 最確 条 件は同等であることから，評価項目となるパラメータに与える影 響は な い。ま た， 燃 焼度 33GWd／t 未 満の 場合 は， 燃料からの発熱が小さくなり，原子炉からサプレッション・プールに流出する蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下は遅くなり，炉心露出後の燃料被覆管温度の上昇は緩和され，また同様に格納容器圧力及び雰囲気温度並びにサプレッション・プール水位及びサプレッション・プール水温度の上昇は遅くなることから，評価項目とな るパ ラ メー タに 対す る 余裕 が大 き く なる 。

最確 条件

空間 部：
約 4,092m ３ 〜
約 4,058m ３
液相 部：
約 3,308m ３ 〜
約 3,342m ３（実 測値 ）

7.000m〜 7.070m（実 績値 ）

格納容器圧力の観点で厳しい高めの設 定と し て，通 常 運転 時の 圧 力を包含 する 値 を設 定
ドライウェル内ガス冷却装置の設
計温 度を 設 定

設計 値を 設 定

サプ レッ シ ョン・プ ール での 圧 力抑制効果が厳しくなる少なめの水量とし て，保安 規定 の 運転 上の 制 限におけ る下 限 値を 設定

サプ レッ シ ョン・プ ール での 圧 力抑制効果が厳しくなる低めの水位として ，保 安規 定の 運 転上 の制 限 における 下限 値 を設 定（ 通常 運転 時 においてサイクル末期の炉心平均燃焼
度が 33GWd／t 以 下 とな るよ う 燃料を配 置す る 。）

最確条件とした場合には，格納容器体積（サプレッショ
ン・チェンバ）の液相部の運転範囲において解析条件より高めの水位となるが，ゆらぎの幅は非常に小さい。例
え ば ， サ プ レ ッ シ ョ ン ・プ ー ル の 水 量 は 3,300m ３ で あ る
のに 対し ，ゆら ぎ によ る水 量変 化 は約 42m ３ であ り，そ の割合 は初 期 保有 水量 の 1.3％ 程度 と非 常に 小さ い。した がって，事象進展に与える影響は小さいことから，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，サプレッション・プール水位の運転範囲において解析条件より高めの水位となるが，ゆらぎの幅は非常に小さい。例えば，サプレッション・
プー ル水 位が 6.983m の 時 の水 量は 3,300m ３ であ るの に対し， ゆら ぎ （0.087m）に よ る水 量変 化 は 約 42m ３ で あ り，
その 割合 は 初期 保有 水量 の 1.3％ 程度 と非 常に 小さ い。したがって，事象進展に与える影響は小さいことから，運転員 等操 作 時間 に与 える 影 響は 小さ い 。

最確条件は解析条件で設定している格納容器初期圧力よりも小さくなるため，格納容器圧力が低めに推移することから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大き
くな る。
最確条件とした場合には，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，ドライウェル雰囲気温度は，格納容器スプレイの実施に伴い飽和温度となり，初期温度のゆらぎ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 。
解析条件は最確条件と同等であることから，事象進展に影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない 。
最確条件とした場合には，格納容器体積（サプレッショ
ン・チェンバ）の液相部の運転範囲において解析条件より高めの水位となるが，ゆらぎの幅は非常に小さい。例
えば，サ プレ ッシ ョ ン・プ ー ルの 水量 は 3,300m ３ であ る のに対 し， ゆ らぎ によ る水 量 変化 は 約 42m ３ であ り， そ の割合は 初期 保 有水 量の 1.3％ 程 度と 非常 に小 さい 。し たが って，事象進展に与える影響は小さいことから，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には，サプレッション・プール水位の運転範囲において解析条件より高めの水位となるが，ゆらぎの幅は非常に小さい。例えば，サプレッション・
プー ル水 位が 6.983m の時 の水 量は 3,300m ３ であ るの に 対し， ゆら ぎ （0.087m）に よ る水 量変 化 は 約 42m ３ で あり ，
その 割合 は 初期 保有 水量 の 1.3％ 程度 と非 常に 小さ い。したがって，事象進展に与える影響は小さいことから，評価項 目と な るパ ラメ ータ に 与え る影 響 は 小さ い。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（3／4）
解析条件の不確かさ

項

目
解析条件

サプ レッ シ ョン・
プー ル水 温度

ベン ト管
真空 破壊 装置
作動 差圧

32℃

約 15℃ 〜約 32℃（実 績値 ）

作動差圧：3.45kPa（ドライウェル−サ
プレッション・チェン
バ間差圧）

作動 差圧 ：3.45kPa（ドライ ウ ェル −サ
プレッシ ョ ン・チェ ン
バ間 差圧 ）
（設 計値 ）

初期条件

添付 2.3.3.2-6

事故条件

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

サプ レッ シ ョン・プー ル での 圧力 抑制効果が厳しくなる高めの水温として，保安 規 定の 運転 上 の制 限に お
ける 上限 値 を設 定

最確条件とした場合には，解析条件で設定しているサプ
レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 度 と 同 等 以 下 と な る 。 32℃ の 場
合は，解析条件と最確条件は同等であることから運転員
等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 は な い 。 32℃ 未 満 の 場 合 は ， サ
プレッション・プールでの圧力抑制効果が高まり格納容器圧力の上昇は緩和される。このため，格納容器圧力を操作 開始 の 起点 とす る運 転 員等 操作 の 開 始は 遅く な る。
解析条件と最確条件は同等であることから，事象進展に影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

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 と 同 等 以 下 と な る 。 32℃ の 場
合は，解析条件と最確条件は同等であることから評価項
目 と な る パ ラ メ ー タ に 与 え る 影 響 は な い 。 32℃ 未 満 の 場
合は，サプレッション・プールでの圧力抑制効果が高まり格納容器圧力の上昇は緩和される。このため，評価項
目と なる パ ラメ ータ に対 す る余 裕は 大 き くな る。
解析条件と最確条件は同等であることから，事象進展に影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない 。

最確条件とした場合には，解析条件で設定している水温と 同 等 以 下 と な る 。 35℃ の 場 合 は ， 解 析 条 件 と 最 確 条 件は同等であることから運転員等操作時間に与える影響はな い 。 35℃ 未 満 の 場 合 は ， 格 納 容 器 ス プ レ イ に よ る 圧 力
抑制効果が高まることから，同等の効果を得るために必要となるスプレイ水量が少なくなり，外部水源を用いた格納容器スプレイに伴うサプレッション・プール水位の上昇が緩和されるが，サプレッション・プール水位を起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時
間に 与え る 影響 はな い。
管理 値下 限 の容 量と して 事 象発 生か ら 7 日間 後ま で に必
要な容量を備えており，水源は枯渇しないことから運転
員等 操作 時 間に 与え る影 響 はな い。
管理 値下 限 の容 量と して 事 象発 生か ら 7 日間 後ま で に必
要な容量を備えており，燃料は枯渇しないことから運転
員等 操作 時 間に 与え る影 響 はな い。

最確条件とした場合には，解析条件で設定している水温と 同 等 以 下 と な る 。 35℃ の 場 合 は ， 解 析 条 件 と 最 確 条 件は同等であることから評価項目となるパラメータに与える 影 響 は な い 。 35℃ 未 満 の 場 合 は ， 格 納 容 器 ス プ レ イ による圧力抑制効果が高まるが，運転員等操作に変わりはなく，格納容器圧力の最高値はおおむね格納容器スプレ
イ開始時の圧力で決定されるため，評価項目となるパラ
メー タに 与 える 影響 はな い 。

−−

外部 電源 喪 失は 起因 事象 と して 設定 し て いる こと か ら，
外部 電源 が ある 場合 につ い ては 考慮 し な い。

外部 電源 喪 失は 起因 事象 と して 設定 し て いる こと か ら，
外部 電源 が ある 場合 につ い ては 考慮 し な い。

最確 条件

設計 値を 設 定

格納容器スプレイによる圧力抑制
効果の観点で厳しい高めの水温として，年間 の 気象 条件 変 化を 包含 する高 めの 水 温を 設定
外部 水源 の温度

35℃

外部 水源 の容量

約 8,600m ３

燃料 の容量

約 1,010kL

起因 事象

外部電源喪失−全交流動力電源喪失−

逃がし安全弁 1 個
開固着−

外部電源なし−安全 機能 の喪失に対 する 仮定

外部 電源

35℃ 以下

約 8,600m ３ 以 上（西側淡 水 貯水 設備＋代 替淡 水 貯槽 ）
約 1,010kL 以上（軽油貯 蔵 タン ク＋
可搬型設 備 用軽 油タ
ンク ）

西側淡水貯水設備及び代替淡水貯槽の 管理 下 限値 を設 定
軽油貯蔵タンク及び可搬型設備用
軽油 タン ク の管 理下 限値 を 設定

送電系統又は所内主発電設備の故
障等 によ っ て，外 部電 源 が喪 失す ること を想 定全ての非常用ディーゼル発電機等の機 能喪 失 を設 定
本事故シーケンスにおける前提条
件
起因 事象 と して，外部 電 源が 喪失 す
るこ とを 想 定

−

−

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（4／5）
解析条件の不確かさ

項

目
解析条件

原子 炉ス クラム

重大事故等対策に関連する機器条件

添付 2.3.3.2-7

逃が し安 全弁

原子 炉隔 離 時冷却系

残留 熱除 去系
（低 圧注 水系）

原子炉水位低(レベル３)信号（遅れ時間 1.05 秒）

タービン 加 減弁 急速 閉信
号又は原 子 炉保 護系 電源
喪失（原子炉 圧 力制 御時 ）（原子炉圧力制御時）
安全弁機 能安全弁機能
7.79MPa[gage]〜
7.79MPa[gage]〜
8.31MPa[gage]
8.31MPa[gage]385.2t／ h（1 個当 た り）
385.2t／h（1 個当たり）〜〜410.6t／h（1 個当たり）
410.6t／ h（1 個当 た り）
（設 計値 ）
（原子炉手動減圧操
作時）
逃がし安全弁（自動減圧機能 6 個及び逃がし
安全弁再閉鎖失敗の 1個とあわせて）7 個を開放することによる
原子炉減圧
原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて自動起動
・注水流量：
136.7m ３ ／h
・注水圧力：
1.04MPa[gage]〜
7.86MPa[gage]
・注水流量：
0m ３ ／h〜1.676m ３ ／h
・注水圧力：
0MPa[dif]〜
1.55MPa[dif]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

原子炉水位低下を厳しくする観点
で，外 部電 源 喪失 に伴 う ター ビン 蒸
気加減弁急閉信号及び原子炉保護
系電 源喪 失 は保 守的 に考 慮 せず，原子炉 水位 低（ レベ ル ３）によ る原 子
炉ス クラ ム を設 定

最確条件とした場合には，原子炉熱出力の低下が早くなるため，原子炉からサプレッション・プールに流出する
蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下が遅くなる
が，事象初期の原子炉注水は原子炉隔離時冷却系の自動起動により確保されることから，運転員等操作時間に与える影響はない。また，同様に格納容器圧力，サプレッ
ション・プール水位及びサプレッション・プール水温度の上昇が遅くなり，これらのパラメータを操作開始の起点と する 運 転員 等操 作の 開 始時 間は 遅 く なる 。
解析条件は最確条件と同等であることから，事象進展に影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

最確条件とした場合には，原子炉熱出力の低下が早くなるため，原子炉からサプレッション・プールに流出する
蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下並びに格納
容器圧力及び雰囲気温度の上昇が緩和されることから，
評価 項目 と なる パラ メー タ に対 する 余 裕 が大 きく な る。

最確 条件

（原子炉 手 動減 圧操
作時）
逃がし安 全 弁（ 自 動減圧機能 6 個 及び 逃がし安全弁 再 閉鎖 失敗の 1 個と あ わせ て） 7
個を開放 す るこ とによる原子 炉 減圧
原子炉水位異常低下（レベル ２ ）信 号 にて自動起動
・注水流 量 ：136.7m ３ ／h
・注水圧 力 ：1.04MPa[gage]〜
7.86MPa[gage]
・注水流 量 ：0m ３ ／ h 〜 1,676m ３ ／ h
以上
・注水圧 力 ：0MPa[dif]〜
1.55MPa[dif]設計 値を 設 定
なお，安全 弁 機能 は逃 が し弁 機能 に比べて原子炉圧力が高めに維持され，原 子炉 減 圧操 作時 に 原子 炉圧 力が所定の圧力に到達するまでの時
間が 遅く な るた め，事 象 発生 初期 において高圧注水機能が喪失し低圧
注水機能を用いて原子炉注水を実施す る事 故 シー ケン スに お いて は，
評価項目に対して厳しい条件となる
逃がし安全弁の設計値に基づく原
子炉圧力と蒸気流量の関係から設定

解析条件は最確条件と同等であることから，事象進展に影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない 。
なお，本事故シーケンスにおいては，高圧注水機能である原子炉隔離時冷却系が自動起動することから，逃がし
弁機能に期待した場合でも評価項目となるパラメータに与え る影 響 は小 さい 。

解析条件は最確条件と同等であることから，事象進展に影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

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

設計 値を 設 定
原子 炉隔 離 時冷 却系 は，ター ビン 回転数制御により原子炉圧力に依らず一定の流量にて注水する設計となっ てい る

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

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

炉心冷却の観点で厳しい設定として，設 計基 準 事故 の解 析 で用 いる 最
小流 量特 性 を設 定

最確条件とした場合，おおむね注水開始後の原子炉水位の回復が早くなり，注水開始後の原子炉水位の維持操作の開 始が 早 くな るが ，注水 後 の調 整操 作 であ るこ と から，
運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響 はな い 。

最確条件とした場合，おおむね注水開始後の原子炉水位の回復が早くなることから，評価項目となるパラメータに対 する 余 裕は 大き くな る 。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（5／5）
解析条件の不確かさ

項

低圧 代替 注水系
（可 搬型）
重大事故等対策に関連する機器条件

添付 2.3.3.2-8

条件 設定 の 考え 方

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響（原子炉 注 水単 独時 ）・注水流 量 ：0m ３ ／h〜110m ３ ／ h
以上
・注水圧 力 ：0MPa[dif]〜
1.4MPa[dif]炉心冷却性の観点で厳しい設定として，設備 設 計上 の最 低 要求 値で ある最 小流 量 特性 を設 定

最確条件とした場合，おおむね注水開始後の原子炉水位の回復が早くなり，原子炉水位の維持操作の開始が早くなるが，原子炉減圧から水位回復までの原子炉水位を継続監視している期間の流量調整操作であることから，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，おおむね注水開始後の原子炉水位の回復が早くなり，炉心の再冠水が早まることから，評価項 目と な るパ ラメ ータ に 対す る余 裕 は 大き くな る 。

（原子炉注水と格納
容器スプレイ併用時）
・注水流量：50m ３ ／h

（原子炉注水と格納
容器スプ レ イ併 用時 ）・注水 流 量 ： 50m ３ ／ h
以上

設計 に基 づ き，併 用時 の 注入 先圧 力
系統圧損を考慮しても確保可能な流量 を設 定スプレイ流量：130m ３ ／h（一定）スプレイ 流 量：130m ３ ／h（ 一 定）

格納容器圧力上昇を抑制可能な流量と して ， 運転 手順 に基 づ き設 定

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

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

スプレイ流量：1.9×10 ３ m ３ ／h
（95％：ドライウェ
ル，5％：サプレッション・チェンバ）

スプ レイ 流 量：
1.9×10 ３ m ３ ／h
（95％： ド ライ ウェ
ル，5％ ：サ プレ ッ シ
ョン ・チ ェ ンバ ）設計 値を 設 定

解析条件は最確条件と同等であることから，事象進展に影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

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

熱交換器 1 基当たり
約 43MW（サプレッション・プ
ール水温度 100℃，海水温度 32℃において）熱交換器 1 基当 たり
約 43MW 以上（サプレ ッ ショ ン・プ
ール水温 度 100℃ ，海水 温 度 32 ℃ 以 下 に おいて）

熱交 換器 の 設計 性能 に基 づ き，残 留
熱除去系の除熱性能を厳しくする観点 で，過 去 の実 績を 包 含す る高 めの海 水温 度 を設 定

最確条件とした場合には，解析条件で設定している海水
温 度 と 同 等 以 下 と な る 。 32℃ の 場 合 は ， 解 析 条 件 と 最 確
条件は同等であることから運転員等操作時間に与える影
響は ない 。32℃未 満 の場 合は，除 熱性 能 が向 上す る ため，
格納容器圧力及びサプレッション・プール水温度の上昇が遅くなるが，残留熱除去系（サプレッション・プール
冷却系）による格納容器除熱後にこれらのパラメータを操作開始の起点とする運転員等操作はないことから，運転員 等操 作 時間 に与 える 影 響は ない 。

最確条件とした場合には，解析条件で設定している海水
温 度 と 同 等 以 下 と な る 。 32℃ の 場 合 は ， 解 析 条 件 と 最 確
条件は同等であることから評価項目となるパラメータに
与 え る 影 響 は な い 。 32℃ 未 満 の 場 合 は ， 除 熱 性 能 が 向 上するため，格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇が緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕が大 きく な る。

目代替 格納 容 器スプレ
イ冷 却系 （ 可搬型）

残留 熱除 去 系（格納容器ス プレ イ 冷却系）
及び 残留 熱 除去系（サ プレ ッ ション・プ
ール 冷却 系）

解析条件

最確 条件

（原子炉注水単独時）
・注水流量：
0m ３ ／h〜110m ３ ／h
・注水圧力：
0MPa[dif]〜
1.4MPa[dif]第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（1／6）

項

解析上の操作開始条件目

操作条件

添付 2.3.3.2-9直流 電源 の
負 荷切 離 操作（中央制御室）

事象発生から
1 時間まで条件設定の考え方

操作 の不 確 かさ 要因

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響直流負荷の切離
操作は，解析条件
ではないが，解析で想定している操作の成立や継続に必要な作業であり，蓄電池が枯渇しないように設定【認 知】
中央制御室からの遠隔操作により外部電源又は非常用ディーゼル発電機等による 非常 用 母線 の電 源回 復 がで きな い 場 合， 早期 の 電源 回復 不能 と 判断 する 。
早期 の電 源 回復 不能 と判 断 した 場合 は ，直 流電 源の 負 荷切 り離 し操 作 を開 始す
る手 順と し てい る。中 央制 御室 に て機 器 ラン プ表 示 消灯 ，機 器 故障 警報 ，照明の消灯等により全交流動力電源喪失を確認する事象初期の状況判断に余裕時
間を 含め て 10 分 を想 定 して いる 。こ の 後 ，非 常用 デ ィー ゼル 発電 機 等の 手動
起動 操作（ 失敗 ）と して 余裕 時 間を 含め て 2 分を 想 定し てい る 。よ っ て ，認 知
時間 とし て 余裕 時間 を含 め て 12 分を 設 定 して おり ， 十分 な時 間余 裕 を確 保し
てい るこ と から ，認知 遅 れが 操作 開始 時 間 に影 響を 及 ぼす 可能 性は 非 常に 小さい。
中央 制御 室 での 操作 のみ で あり ，当直 運 転 員は 中央 制 御室 に常 駐し て いる ことから ，要 員 配置 が操 作開 始 時間 に与 え る 影響 はな い 。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 移 動 が操 作開 始 時間 に与 える 影 響は ない 。
【操 作所 要 時間 】
中央 制御 室 の制 御盤 のス イ ッチ によ る 簡 易な 操作 で あり ，操作 所 要時 間が 長くなる 可能 性 は非 常に 低く ，操 作所 要時 間 が 操作 開始 時 間に 影響 を及 ぼ す可 能性
は非 常に 小 さい 。
【他 の並 列 操作 有無 】
当直 運転 員 の直 流電 源の 負 荷切 離操 作 は ，不要 な負 荷 への 給電 を遮 断 する 操作
であ り， そ の他 の操 作と の 並列 操作 が 可 能で ある 。
【操 作の 確 実さ 】
中央 制御 室 での 操作 は ，中央 制御 室の 制 御 盤の スイ ッ チに よる 簡易 な 操作 であり，誤 操 作は 起こ り にく いこ と から，誤 操 作等 が操 作 開始 時間 に影 響 を及 ぼす
可能 性は 非 常に 小さ い。

認知 時間 及 び移 動・操
作所 要時 間 は，余裕 時
間を含めて設定している こと か ら，実態 の操作開始時間は解析上の設定よりも若干早まる可能性がある
が，その 他の 操 作と 並列して実施する場合
でも ，順 次実 施 し所 定の時間までに操作を完了できることから
影響 はな い 。

実態の操作開始時間
は，解析 上 の設 定か ら早まる可能性があるが，解析 条 件で はな い
こと から ，所定 の時 間までに実施すること
で，評価 項 目と なる パ
ラメータに与える影
響は ない 。

操作 時間 余 裕

訓練 実績 等直流負荷の切離操作
は，中央 制 御室 にお いては 1 時 間 まで に実 施するものであり十分な操作時間余裕が確保さ れて い る。

直流電源の負荷切
離しは，移動も含め所 要時 間を 6 分想定としているところ，訓練実績等
では 約 4 分 であ り，
想定の範囲内で意図している運転操作が実施可能なことを 確認 し た。

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（2／6）

項

解析上の操作開始条件目

操作条件

添付 2.3.3.2-10直流 電源 の
負 荷切 離 操作（現 場）

事象発生から
8 時間後

条件設定の
考え方

操作 の不 確 かさ 要因

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 響直流負荷の切離
操作は，解析条件
ではないが，解析で想定している操作の成立や継続に必要な作業であり，蓄電池が枯渇しないように設定【認 知】
中央制御室からの遠隔操作により外部電源又は非常用ディーゼル発電機等による 非常 用 母線 の電 源回 復 がで きな い 場 合， 早期 の 電源 回復 不能 と 判断 する 。
早期 の電 源 回復 不能 と判 断 した 場合 は ，直 流電 源の 負 荷切 り離 し操 作 を開 始す
る手 順と し てい る。中 央制 御室 に て機 器 ラン プ表 示 消灯 ，機 器 故障 警報 ，照明の消灯等により全交流動力電源喪失を確認する事象初期の状況判断に余裕時
間を 含め て 10 分 を想 定 して いる 。こ の 後 ，非 常用 デ ィー ゼル 発電 機 等の 手動
起動 操作（ 失敗 ）と して 余裕 時 間を 含め て 2 分を 想 定し てい る 。よ っ て ，認 知
時間 とし て 余裕 時間 を含 め て 12 分を 設 定 して おり ， 十分 な時 間余 裕 を確 保し
てい るこ と から ，認知 遅 れが 操作 開始 時 間 に影 響を 及 ぼす 可能 性は 非 常に 小さい。
【要 員配 置 】
現場 での 操 作は ，中央 制 御室 の当 直運 転 員 とは 別に 現 場操 作を 行う 当 直運 転員（現 場 ）及 び重 大事 故 等対 応要 員 を配 置 して いる 。これ らの 要 員は ，操作 の実
施期 間中 に 他の 操作 を担 っ てい ない こ と から ，要員 配 置が 操作 開 始時 間に 与える影 響は な い。
【移 動・ 操 作所 要時 間】
中央制御室から操作現場までの移動時間及び不要負荷の切離し操作時間として余 裕時 間 を含 めて 50 分を 設定 して お り ，十 分な 時 間余 裕を 確保 し てい るこ
とか ら ，移 動 及び 操作 所 要時 間が 操作 開 始 時間 に影 響 を及 ぼす 可能 性 は非 常に小さ い。
【他 の並 列 操作 有無 】
当直 運転 員 の直 流電 源の 負 荷切 離操 作 は ，その 他の 操 作と の並 列操 作 が可 能である 。
【操 作の 確 実さ 】
現場 での 操 作は ，操作 の 信頼 性向 上や 要 員 の安 全の ため 2 人 1 組で 実 施す ることと して お り，誤 操 作は 起こ り にく く，誤 操作 等に よ り操 作時 間が 長 くな る可
能性 は低 い 。

認知 時間 及 び移 動・操
作所 要時 間 は，余裕 時
間を含めて設定している こと か ら，実態 の操作開始時間は解析上の設定よりも若干早まる可能性がある
が，その 他の 操 作と 並列して実施する場合
でも ，順 次実 施 し所 定の時間までに操作を完了できることから
影響 はな い 。

実態の操作開始時間
は，解析 上 の設 定か ら早まる可能性があるが，解析 条 件で はな い
こと から ，所定 の時 間までに実施すること
で，評価 項 目と なる パ
ラメータに与える影
響は ない 。

操作 時間 余 裕

訓練 実績 等直流負荷の切離操作
は，現場 に おい ては 事
象発 生か ら 8 時 間後 に実施するものであり十分な操作時間余裕が確 保さ れ てい る。

直流電源の負荷切
離しは，移動も含め所 要時 間 を 50 分
想定としているところ，訓練実績等
で は 約 42 分 で あり，想定の範囲内
で意図している運転操作が実施可能
なことを確認した。

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（3／6）

項

解析上の操作開始条件目

操作条件

添付 2.3.3.2-11

逃がし安全弁（ 自動 減圧機能 ）の 手動
操作による
原子炉減圧
（可搬型代
替注水中型
ポンプを用
いた低圧代
替注 水系（可搬型 ）に よる
原子炉注水
操作 ）

事象発生から
3 時間 1 分後

条件設定の
考え方

操作 の不 確 かさ 要因

状況判断，低圧代
替注水系（可搬型）の準備及び減圧操作に要する
時間を考慮して
設定【認 知】
中央 制御 室 にて 機器 ラン プ 表示 消灯 ，機 器故 障警 報 ，照 明 の消 灯等 に より 全交
流動 力電 源 喪失 を確 認す る 事象 初期 の 状 況判 断に 余 裕時 間を 含め て 10 分を 想定し てい る 。よ っ て ，認 知時 間 とし て余 裕時 間を 含 めて 10 分を 設定 して お り，
十分 な時 間 余裕 を確 保し て いる こと か ら ，認知 遅 れが 操作 開 始時 間に 影 響を 及
ぼす 可能 性 は非 常に 小さ い 。
【要 員配 置 】
現場 での 操 作は，中 央制 御室 の 当直 運転 員と は別 に 現場 操作 を行 う 当直 運転 員（現 場）及び 重大 事故 等 対応 要員 を 配置 して いる 。こ れら の要 員 は，操 作 の実
施期 間中 に 他の 操作 を担 っ てい ない こ と から，要 員配 置が 操 作開 始時 間 に与 え
る影 響は な い。
【移 動・ 操 作所 要時 間】
低圧 代替 注 水系（ 可 搬型）に 用い る可 搬 型 代替 注水 中 型ポ ンプ 等は 車 両で あり ，
自走 にて 作 業現 場へ 移動 す るこ とを 想 定 して いる 。仮 に地 震 等の 外部 事 象が 起因事 象で ，アク セ スル ート に 被害 があ る 場合 でも ，ホイ ー ルロ ーダ 等 にて 必要
なア クセ ス ルー トを 復旧 で きる 体制 と し てい る。要員 の移 動 時間に 20 分 ,ア ク
セス ルー ト の復 旧（ がれ き撤 去），可 搬 型代 替注 水 中型 ポン プ準 備，ホー ス 敷
設等 とし て 150 分を 想定 し てい る 。ま た ，異な る要 員に て 並行 して 実 施す る原
子炉 注水 の ため の系 統構 成 とし て移 動 も 含め 125 分 を想 定し てい る。い ずれ も十分 な時 間 余裕 を確 保し て いる こと か ら ，移動 及 び操 作所 要 時間 が操 作 開始 時
間に 影響 を 及ぼ す可 能性 は 非常 に小 さ い 。
逃が し安 全 弁（ 自 動減 圧機 能 ）の手 動操 作に よる 原 子炉 減圧 とし て 余裕 時間 を含めて 1 分 を設 定し てい る。中 央制 御室 の制 御盤 の スイ ッチ によ る 簡易 な操 作
であ り ，操 作所 要 時間 が長 く なる 可能 性 は非 常に 低 く，操 作所 要時 間 が操 作開
始時 間に 影 響を 及ぼ す可 能 性は 非常 に 小 さい 。
【他 の並 列 操作 有無 】
他の 並列 操 作は ない こと か ら操 作開 始 時 間に 与え る 影響 はな い。
【操 作の 確 実さ 】
現場 での 操 作は ，操作 の信 頼 性の 向上 や 要員 の安 全 のた め ，操 作要 員 2 人 以上
で実 施す る こと とし てお り ，誤操 作は 起 こり にく い こと から ，誤操 作 等が 操作
開始 時間 に 影響 を及 ぼす 可 能性 は非 常 に 小さ い。
中央 制御 室 での 操作 は，中央 制 御室 の制 御盤 のス イ ッチ によ る簡 易 な操 作で あり ，誤 操作 は起 こ りに くい こ とか ら ，誤 操作 等が 操 作開 始時 間に 影 響を 及ぼ す可能 性は 非 常に 小さ い。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響認知 時間 及 び移 動・操
作所 要時 間 は，余裕 時
間を含めて設定している こと か ら，実態 の操作開始時間は解析上の設定よりも若干早まる可能性がある
が，その 他の 操 作と 並列して実施する場合
でも ，順 次実 施 し所 定の時間までに操作を完了できることから
影響 はな い 。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響実態の操作開始時間
は，解析 上 の注 水開 始
時間は余裕時間を含
めて 設定 さ れて おり ，実態の操作開始時間
は解析上の操作開始
時間より若干早まる
可能 性が あ り，この 場
合に は，原 子炉 注水 が早まることで燃料被覆管温度の上昇は緩和さ れ，評 価項 目と なるパラメータに対す
る余 裕は 大 きく なる 。

操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

当直運転員による原
子炉隔離時冷却系の再起動を考慮した場
合に おい て ，事 象発 生
か ら 3 時 間 56 分（ 55
分の 時間 遅 れ）まで に逃が し安 全 弁（ 自動 減圧機 能）の 手動 操作 による原子炉減圧を開始で きれ ば ，燃 料被 覆管の 最高 温 度は 875℃とな り，燃 料被 覆管 の破裂 は発 生 せず ，評 価
項目 を満 足 する 。
（添 付資 料 2.3.3.3）

可搬型代替注水中型ポンプ準備，ホース敷設等は，移動も含め所要時間
を 170 分と 想定 している。要員の移動時 間 は 20 分以 内であり，可搬型代
替注水中型ポンプ
準備，ホース敷設等は，移動も含め訓練実績等では約
154 分 。原子 炉注 水のための系統構成
は，移動も含め所
要時 間を 125 分 と想定しているとこ
ろ，訓練実績等では約 115 分 ，逃 がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作による原子炉減
圧は ，所要 時 間を 1分と想定している
ところ訓練実績等
では 約 1 分 。想 定
している範囲内で意図している運転操作が実施可能であることを確認した。

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（4／6）

項

解析上の操作開始条件目

操作条件

添付 2.3.3.2-12

可 搬型 代 替注
水 中型 ポ ンプ
を 用い た 低圧
代替注水系（ 可搬 型 ）に
よ る原 子 炉注
水 操作 に 用いる 可搬 型 代替
注 水中 型 ポン
プ への 燃 料給油操 作

低圧代替注水系（可搬型）
による原子炉
注水開始から
適宜

条件設定の
考え方

操作 の不 確 かさ 要因

可搬型代替注水中型ポンプへの燃料給油操作は，解析条件ではないが，解析で想定している操作の成立や継続に必要な作業であり，燃料が枯渇しな
いように設定【認 知】「逃 がし 安 全弁（自 動 減圧 機能 ）の手 動 操作 によ る 原子 炉減 圧（低 圧代 替 注水系（ 可搬 型 ）に よる 原 子炉 注水 操 作）」と同 様で あ り，認知 遅 れが 操作 開始 時
間に 影響 を 及ぼ す可 能性 は 非常 に小 さ い 。
【要 員配 置 】
本操 作を 実 施す る参 集要 員 は ，操 作の 実 施 期間 中に 他 の操 作を 担っ て いな いことか ら， 要 員配 置が 操作 開 始時 間に 与 え る影 響は な い。
【移 動・ 操 作所 要時 間】
燃料 給油 操 作に 用い るタ ン クロ ーリ は 車 両で あり ，参 集後 ，自 走 にて 作業 現場へ移 動す る こと を想 定し て いる 。仮 に地 震等 の外 部 事象 が起 因事 象 で，アク セ
スル ート に 被害 があ る場 合 でも ，ホイ ー ル ロー ダ等 に て必 要な アク セ スル ート
を復 旧で き る体 制と して い る 。可 搬型 設 備 用軽 油タ ン クか らタ ンク ロ ーリ への
燃料 給油 操 作と して 移動 も 含め 90 分 を 想 定し てお り ，十 分な 時間 余 裕を 確保
して いる こ とか ら ，移 動 及び 操作 所要 時 間 が操 作開 始 時間 に影 響を 及 ぼす 可能性は 非常 に 小さ い。
【他 の並 列 操作 有無 】
他の 並列 操 作は ない こと か ら操 作開 始 時 間に 与え る 影響 はな い。
【操 作の 確 実さ 】
現場 での 操 作は，操 作の 信頼 性 の向 上や 要員 の安 全 のた め，操作 要員 2 人以 上
で実 施す る こと とし てお り，誤 操作 は起 こり にく い こと から ，誤 操作 等 が操 作
開始 時間 に 影響 を及 ぼす 可 能性 は非 常 に 小さ い。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響認知 時間 及 び移 動・操
作所 要時 間 は，余裕 時
間を含めて設定している こと か ら，実態 の操作開始時間は解析上の設定よりも若干
早ま る可 能 性が ある 。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響実態の操作開始時間
は解析上の設定から早まる可能性がある
が，評価 項 目と なる パ
ラメータに直接影響を与 える こ とは ない 。

操作 時間 余 裕

訓練 実績 等各機器の燃料が枯渇しない時間内に実施することで炉心損傷を回避することが可能で あり ，低圧 代替 注
水系（可 搬 型）によ る
原子 炉注 水 開始 か ら 3
時間半程度の時間余裕が ある 。

可搬型代替注水中型ポンプへの燃料
給油操作は，移動も含 め て 90 分を 想定しているところ
訓練実績等では約80 分。また ，以 降，各機器の燃料が枯渇しない時間間隔（許容時間）以内で実施することとしており，許容時
間 210 分 の とこ ろ，
訓練実績等により約 18 分 。許 容時 間
内で意図している作業が実施可能であることを確認した。

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（5／6）

項

解析上の操作開始条件目

操作条件

添付 2.3.3.2-13

可搬型代替
注水中型ポ
ンプを用い
た代替格納
容器スプレ
イ冷 却系（ 可搬型 ）によ る
格納容器冷
却操 作

格納容器圧力279kPa［ gage］
到達時

条件設定の
考え方

操作 の不 確 かさ 要因

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響操作 時間 余 裕

訓練 実績 等運転手順に基づき格納容器ベント実
施基準である格納容器最高使用圧力（310kPa[gage]）に対する余裕を考
慮し設定

【認 知】
事故 時に は 重要 監視 パラ メ ータ であ る サ プレ ッシ ョ ン・チ ェン バ 圧力 を継 続監視しており，また，格納容器スプレイの操作実施基準（格納容器圧力
279kPa[gage]） に到 達す る のは 事象 発 生 約 14 時間 後 であ り， 比 較的 緩や かな
パラ メー タ 変化 であ るこ と から ，認知 遅 れ が操 作開 始 時間 に影 響を 及 ぼす 可能性は 非常 に 小さ い。
【要 員配 置 】
現場 での 操 作は ，中央 制 御室 の当 直運 転 員 とは 別に 現 場操 作を 行う 当 直運 転員（現 場 ）及 び 重大 事故 等 対応 要員 を配 置 して いる 。こ れら の要 員 は ，操 作の 実
施期 間中 に 他の 操作 を担 っ てい ない こ と から ，要員 配 置が 操作 開 始時 間に 与える影 響は な い。
【移 動】
格納 容器 ス プレ イの ため の 系統 構成 の 実 施場 所は ，原 子炉 注水 の ため の系 統構成と 同じ 原 子炉 建屋 内で あ り，操 作要 員 はす でに 配 置済 みで ある こ とか ら ，移動が 操作 開 始時 間に 与え る 影響 はな い 。
【操 作所 要 時間 】
格納 容器 ス プレ イの ため の 系統 構成 と し て 175 分 を 想定 して おり ，十 分な 時間
余裕 を確 保 して いる こと か ら ，操 作所 要 時 間が 操作 開 始時 間に 影響 を 及ぼ す可
能性 は非 常 に小 さい 。
【他 の並 列 操作 有無 】
原子 炉水 位 の調 整操 作を 並 列し て実 施 す る場 合が あ るが ，異な る 要員 によ る対応が 可能 で ある ため，他 の並 列操 作 が操 作 開始 時間 に 与え る影 響は な い。ま た，代替 格納 容 器ス プレ イ冷 却 系（ 可搬 型 ）は，低圧 代 替注 水系（ 可搬 型）と ポン
プ等 を共 用 して いる が ，原子 炉注 水と 格 納 容器 スプ レ イの 流量 を同 時 に確 保可
能な ポン プ 容量 を備 えて い るた め ，原 子 炉 注水 と格 納 容器 スプ レイ の 同時 運用
が可 能で あ る。
【操 作の 確 実さ 】
当直 運転 員（ 現場 ）及び 重 大事 故等 対 応 要員 の現 場 操作 は ，操 作 の信 頼性 向上
や要 員の 安 全の ため 2 人 1 組で 実施 す る こと とし て おり ，誤操 作 は起 こり にくく， 誤操 作 等が 操作 開始 時 間に 影響 を 及 ぼす 可能 性 は小 さい 。

左記のとおり操作不確かさ要因により操
作開始時間に与える影響は小さいことから，実態 の操 作 開始 時
間は解析上の設定とほぼ 同等 で ある 。
本操 作は ，解 析 コー ド
及び 解析 条 件（ 操作 条件 を 除 く 。） の 不 確 かさに より ，操 作 開始 時
間が遅くなる可能性があ るが ，並 列 して 実施する場合がある原
子炉水位の調整操作とは異なる当直運転員による対応が可能
であ るこ と から ，こ の他の操作に与える影
響は ない 。

実態の操作開始時間
は解析上の設定とほぼ同等であることから，評価 項 目に 与え る
影響 はな い 。
解析コード及び解析
条件（操作条件を除く 。） の 不 確 か さ に より，操作 開 始時 間が 遅
くな る場 合 でも ，パ ラ
メータが操作実施基準に到達した時点で開始することで同等の効 果が 得 られ ，有 効性評価解析における格納容器圧力の最高値に変わりがないことか ら，操 作開 始が 遅くなることにより評
価項目となるパラメータに与える影響はない 。

格納容器スプレイ操
作は ，事象 発 生の約 14時間後に実施するもので あり ，低圧 代替 注
水系（可 搬 型）と同 じ
可搬型代替注水中型
ポン プを 使 用し ，可 搬型中型ポンプの準備完了を 3 時 間後 と想 定
して おり ，準備 時間 を確保 でき る こと から ，
時間 余裕 が ある 。

格納容器スプレイのための系統構成
は ，所 要時 間を 175分想定しているところ，訓練実績等
では 約 124 分。 想定している範囲内
で意図している運転操作が実施可能であることを確認
した 。

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（6／6）

項

解析上の操作開始条件目

操作条件

添付 2.3.3.2-14

残留熱除去
系（ 低圧 注水
系）によ る原子炉注水並
びに残留熱除去 系（ 格納容器スプレ
イ冷 却系 ）又は残留熱除去系（サ プレッシ ョン・プール 冷却 系）
による格納
容器除熱操
作

事 象 発 生 24
時間 10 分後

条件設定の
考え方

操作 の不 確 かさ 要因

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作の完了後，残留熱除去系の起動操作に要する
時間を考慮して設定【認 知】
常設 代替 高 圧電 源装 置に よ る非 常用 母 線 の受 電操 作 の完 了後 ，一 連の 操 作と して実 施す る ため ，認知 に大 幅 な遅 れが 生 じる こと は 考え にく く ，認 知 遅れ が操
作開 始時 間 に影 響を 及ぼ す 可能 性は 非 常 に小 さい 。
【要 員配 置 】
中央 制御 室 での 操作 のみ で あり ，当 直運 転員 は中 央 制御 室に 常駐 し てい るこ とから ，要 員 配置 が操 作開 始 時間 に与 え る 影響 はな い 。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 移 動 が操 作開 始 時間 に与 える 影 響は ない 。
【操 作所 要 時間 】
残留 熱除 去 系海 水系 の起 動 操作 とし て 4 分，残 留 熱除 去系 に よる 原子 炉 注水 操
作と し て 2 分を 想 定し ，余 裕時 間を 含 めて 操作 時間 と して 6 分を 設定 し てい る。
いず れも 中 央制 御室 の制 御 盤の スイ ッ チ によ る簡 易 な操 作で あり ，操 作 所要 時
間が 長く な る可 能性 は十 分 に低 く，操作 所要 時間 が 操作 開始 時間 に 影響 を及 ぼす可 能性 は 非常 に小 さい 。
【他 の並 列 操作 有無 】
原子 炉水 位 の調 整操 作を 並 列で 実施 す る 場合 があ る が，異 な る当 直運 転 員に よる対 応が 可 能で ある こと か ら，他の 並列 操作 が操 作 開始 時間 に与 え る影 響は ない【操 作の 確 実さ 】
中央 制御 室 の制 御盤 のス イ ッチ によ る 簡 易な 操作 の ため，誤 操作 は起 こ りに く
く， 誤操 作 等が 操作 時間 に 影響 を及 ぼ す 可能 性は 非 常に 小さ い。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響操作 所要 時 間は ，余 裕
時間を含めて設定してい るこ と から ，実 態の操作開始時間は解析上の操作開始時間
よりも若干早まる可能性 があ る 。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響実態の操作開始時間
は解析上の操作開始
時間より早くなる可能性 があ る が，この 場
合で も，格 納容 器除 熱の開始が早くなることで格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇は緩和されることから，評価 項 目と なる パ
ラメータに対する余裕は 大き く なる 。

操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

非常用母線の受電後に実施するものであり， 評価 上 は 24 時 間
後に非常用母線の受電が完了する想定として おり ，準備 時間 が確保 でき る こと から ，
時間 余裕 が ある 。

中央制御室における操作のため，シミュレータ（模擬操作含む。）にて訓練実績を取得。
残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱は所
要時 間を 6 分想 定
しているところ，訓練 実績 で は ，約 4分。想定の範囲内
で意図している運転操作が実施可能
なことを確認した。

添付資料 2.3.3.3
原子炉注水開始が遅れた場合の影響について（ 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ Ｔ Ｂ Ｐ ））

1.

はじめに
事 故 シ ー ケ ン ス グ ル ー プ 「 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ Ｔ Ｂ Ｐ ）」 で は ，

原子炉水位異常低下（レベル２）設定点で原子炉隔離時冷却系が自動起動して注水を開始し，原子炉圧力の低下によって注水が停止する。その後，低圧代替注水系（可搬型）の準備が完了した後，事象発生の 3 時間 1 分後に逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作による原子炉減圧を実施する。
実際の運転手順では，原子炉隔離時冷却系が停止した後に原子炉水位が低下し，原子炉水位異常低下（レベル１）設定点を下回り燃料有効長頂部に到達する前までに原子炉隔離時冷却系の再起動を試みることとなっている。よって，ここでは，原子炉隔離時冷却系の再起動に期待した場合の減圧・注水の時間余裕を評価する。

2.

評価条件
原子炉圧力の低下に伴い原子炉隔離時冷却系が停止した後，原子炉水位が燃料有効長頂部まで低下した時点で原子炉隔離時冷却系を再起動するものとする。また，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作による原子炉減圧（可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧
代 替 注 水 系 （ 可 搬 型 ） に よ る 原 子 炉 注 水 ） は ， 事 象 発 生 の 3 時 間 56
分 後 （ 55 分 遅 れ ） 及 び 事 象 発 生 の 4 時 間 1 分 後 （ 60 分 遅 れ ） の 場 合を評価する。なお，その他の条件はベースケースの解析条件と同様とする。
添付 2.3.3.3-1

3.

評価結果
逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（可搬型代替注水中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 55 分 遅 れ た 場 合 （ 事 象 発 生 の 3 時 間 56 分 後 に 減 圧
を 実 施 ） の 原 子 炉 圧 力 ， 原 子 炉 水 位 （ シ ュ ラ ウ ド 内 外 水 位 ）， 燃 料 被覆管温度及び燃料被覆管酸化割合の推移を第 1 図から第 4 図に，燃料 被 覆 管 温 度 と 燃 料 被 覆 管 の 円 周 方 向 の 応 力 の 関 係（ 時 間 遅 れ 55 分
及 び 60 分 ） を 第 5 図 に 示 す 。 ま た ， 原 子 炉 注 水 が 55 分 遅 れ た 場 合と 60 分 遅 れ た 場 合 の 評 価 結 果 の ま と め を 第 1 表 に 示 す 。
55 分 遅 れ の 場 合 で は ， 燃 料 被 覆 管 温 度 及 び 酸 化 量 は 評 価 項 目 を 満
足 し ， 燃 料 被 覆 管 の 破 裂 も 発 生 し て い な い が ， 60 分 遅 れ の 場 合 で は燃料被覆管の破損が発生している。以上より，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水）は，少な
く と も 55 分 程 度 の 時 間 余 裕 が あ る こ と を 確 認 し た 。
なお，実際には原子炉圧力が再上昇する場合には，原子炉隔離時
冷却系の 2 回目以降の再起動を実施すること及び設計値よりも低い
原子炉圧力までの原子炉隔離時冷却系の運転継続が可能と考えられ
る こ と か ら ， 余 裕 時 間 は 55 分 よ り も 長 く な る も の と 考 え る 。

添付 2.3.3.3-2

第 1表

減圧遅れによる燃料被覆管温度及び酸化量への影響

減圧遅れ時間55 分（ 事 象 発 生 3 時 間 56 分 後 に原子炉減圧開始）
60 分（事象発生 4 時間 1 分後に原子炉減圧開始）

燃料被覆管
最高温度

燃料被覆管の酸化量

燃料被覆管の破裂の有無

約 875℃

約 2％

無約 934℃

約 3％

有添付 2.3.3.3-3

10主蒸気隔離弁閉止による圧力上昇（ 最 大 値 ： 約 8.16MPa[gage]）

8

原子炉圧力

逃 がし安 全 弁 1 個 開 固 着 による圧力低下
原子炉隔離時冷却系再起動に よ る圧 力 低 下

6逃がし安全弁（自動減圧機能）
6 個による手動減圧（開固着の 1 個と合わせ 7 個による減圧）（ 236 分 ）原子炉隔離時冷却系停止に よ る圧 力 上 昇(MPa[abs])

4

2

0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH3ON005

第 1図

原 子 炉 圧 力 の 推 移 （ 遅 れ 時 間 55 分 ）20
原子炉隔離時冷却系停止による水位低下
原子炉隔離時冷却系再起動に伴う原 子 炉 水 位（ シ ュ ラ ウ ド 内 外 水 位 ）シュラウド内（炉心上部プレナム）

15

減圧沸騰による二相水位の上昇（ 再 起 動 ： 152 分 ， 停 止 161 分 ）
レベル 8
レベル 3
注水開始後
除々に水位が回復

シュラウド外

10

レベル 2

レベル 1
燃料有効長頂部

シュラウド内（平均出力燃料集合体）

5

シュラウド内（炉心下部プレナム）

燃料有効長底部
手動減圧に伴う減圧沸騰
による水位上昇注水された未飽和水が炉心バイパス部から炉心下部プレナムに流入しボイド率が低下することで二相水位による満水が維持できなくなるため，水位が形成される

(m)
0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH3ON005

第 2図原 子 炉 水 位 （ シ ュ ラ ウ ド 内 外 水 位 ） の 推 移 （ 遅 れ 時 間 55 分 ）添付 2.3.3.3-4

1200

燃料被覆管最高温度（ 約 875℃ ）1000

燃料被覆管最高温度

800

600

炉心露出による
燃料被覆管温度の上昇

400
(℃ )
200
炉心再冠水により飽和温度まで低下

0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH3ON005

第 3図

燃 料 被 覆 管 温 度 の 推 移 （ 遅 れ 時 間 55 分 ）20

燃料被覆管酸化割合

燃料被覆管酸化割合(%)( ％ )

15

10

5

0
0

1

2

3

4

事故後の時間（ｈ）
SA3NT2SBO99AH3ON005

第 4図

燃 料 被 覆 管 酸 化 割 合 の 推 移 （ 遅 れ 時 間 55 分 ）添付 2.3.3.3-5

5

10000
GEMP731
ORNL3626
ORNL3626(照射)GEMP683
GEVNC(0.56℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(2.8 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(5.6 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)

1000

GEVNC(0.56℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

円周方向の応力GEVNC(2.8 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(5.6 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)
NUREG-0630,DATA F(ORNL)NUREG-0630,DATA H(KfK FABIOLA)NUREG-0630,DATA I(ORNL)NUREG-0630,DATA J(KfK)
KfK(0.8〜1.6K/s)(REBEKA Single Rod)100

JNES(内圧破裂試験)
NFI他(内圧破裂試験)

ベストフィット曲線

２(N／ mm )平均値−２σ曲線

60 分 遅 れ
10

55 分 遅 れ

1
0

100

200

300

400

500

600

700

800

900

1000

1100

1200

1300

1400

1500

1600

燃 料 被 覆 管 温 度 (℃)

第 5図

燃料被覆管破裂が発生した時点の燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係（ 時 間 遅 れ 55 分 及 び 60 分 ）添付 2.3.3.3-6

添付資料 2.3.3.4
7 日間における水源の対応について（ 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ Ｔ Ｂ Ｐ ））1.

水源に関する評価①

淡水源（有効水量）
・ 西 側 淡 水 貯 水 設 備 ： 4,300m ３

2.
①

水使用パターン
可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水
事象発生 3 時間 1 分後，西側淡水貯水設備を水源とした可搬型
代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水を実施する。
炉心冠水後は，原子炉水位高（レベル８）設定点から原子炉水位低（レベル３）設定点の範囲で注水する。
交流動力電源が復旧した後，可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水を停止する。

②

可搬型代替注水中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
格 納 容 器 圧 力 が 279kPa[gage]に 到 達 す る 事 象 発 生 約 14 時 間 後 ，
西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代替注水中型ポンプを用いた格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却を実施する。
交流動力電源が復旧した後，可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却を
添付 2.3.3.4-1

停止する。

3.

時間評価
事象発生から可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水が開始されるまでは，原子炉隔離時冷却系により原子炉注水を実施するため，西側淡水貯水設備の水量は減少しない。
事象発生 3 時間１分以降は，可搬型代替注水中型ポンプを用いた
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水等を実施するため，西側淡水貯水設備の水量は減少する。
交 流 動 力 電 源 が 復 旧 す る 事 象 発 生 24 時 間 以 降 は ，残 留 熱 除 去 系 による原子炉注水等を実施し，可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水等を停止するため，西側
淡水貯水設備の水量の減少は停止する。
こ の 間 の 西 側 淡 水 貯 水 設 備 の 使 用 水 量 は 合 計 約 2,160m ３ で あ る 。

添付 2.3.3.4-2

積 算 注 水 量 (m３ )可 搬 型 代 替 注 水 中 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 開 始
可 搬 型 代 替 注 水 中 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開始

4,300m３
可 搬 型 代 替 注 水 中 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 停 止
可 搬 型 代 替 注 水 中 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停止

事 故 後 の 時 間 （ h）

第 1図

外部水源による積算注水量（ 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ Ｔ Ｂ Ｐ ））4.

水源評価結果時 間 評 価 の 結 果 か ら ，7 日 間 の 対 応 に お い て 合 計 約 2,160m ３ の 水 が必 要 と な る が ， 西 側 淡 水 貯 水 設 備 に 4,300m ３ の 水 を 保 有 す る こ と から必要水量を確保している。このため，安定して冷却を継続することが可能である。

添付 2.3.3.4-3

添付資料 2.3.3.5
7 日間における燃料の対応について（全交流動力電源喪失（ＴＢＰ））

保守的に全ての設備が，事象発生直後から 7 日間燃料を消費するものとして
評価する。
時系列
常設代替高圧電源装置 5 台起動（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
420.0L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×5 台（運転台数）＝約 352.8kL
可搬型代替注水中型ポンプ 2 台起動（低圧代替注水系（可搬型）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型））
35.7L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×2 台（運転台数）＝約 12.0kL

緊急時対策所用発電機 1 台起動（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
411L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×1 台（運転台数）＝約 70.0kL

添付 2.3.3.5-1

合計

判定

7 日間の
軽油消費量
約 352.8kL

軽油貯蔵タ
ンクの容量
は 約 800kL
であり，7 日
間対応可能

7 日間の
軽油消費量
約 12.0kL

可搬型設備
用軽油タン
クの容量は
約 210kL であり，7 日間
対応可能

7 日間の
軽油消費量
約 70.0kL

緊急時対策
所用発電機
燃料油貯蔵
タンクの容
量 は 約 75kL
であり，7 日間の対応可能

添付資料 2.3.3.6
常設代替交流電源設備の負荷（ 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ Ｔ Ｂ Ｐ ））主要負荷リスト
起動順序【 電 源 設 備：常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 】
負荷容量
(kW)

主要機器名称緊急用母線自動起動負荷・ 緊 急 用 直 流 125V充 電 器
・その他必要な負荷
非常用母線２Ｃ自動起動負荷・ 直 流 125V充 電 器 Ａ
・非常用照明※４・ 120／ 240V計 装 用 主 母 線 盤 ２ Ａ
・その他必要な負荷
・その他不要な負荷※４
非常用母線２Ｄ自動起動負荷・ 直 流 125V充 電 器 Ｂ
・非常用照明※４・ 120／ 240V計 装 用 主 母 線 盤 ２ Ｂ
・その他不要な負荷※４
残留熱除去系海水系ポンプ
残留熱除去系海水系ポンプ
残留熱除去系ポンプ
その他必要な負荷
非常用ガス再循環系排風機
非常用ガス処理系排風機
その他必要な負荷
停止負荷
中央制御室換気系空気調和機ファン
中央制御室換気系フィルタ系ファン
その他必要な負荷
蓄電池室排気ファン
その他必 要 な 負荷
緊急用海水ポンプ
その他必要な負荷
代替燃料プール冷却系ポンプ

①

②

③

④
⑤
⑥

⑦

⑧
⑨
⑩
⑪

約 120
約 84
約 79
約 108
約 134
約 14
約 234
約 60
約 86
約 134
約 135
約 837
約 837
約 584
約3
約 55
約8
約 95
約 − 52
約 45
約8
約 183
約8
約 154
約 510
約4
約 30

負荷起動時の最
大負荷容量(kW)

定常時の連続最大
負荷容量
(kW)

約 252

約 204

約 786

約 773

約 1,193

約 1,188

約 2,388
約 3,225

約 2,025
約 2,862

約 4,287

約 3,449

約 3,743

約 3,555

約 4,132

約 3,791

約 4,345

約 3,953

約 4,935

約 4,467

約 4,576

約 4,497

負 荷 容 量 (kW)
常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 5台 の 最 大 容 量 6,900kW※ １

7,000

6,000
常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 5台 の 連 続 定 格 容 量 5,520kW※ ２
最大負荷容量
約 4,935kW

⑩

5,000

⑥
4,000

⑧

⑨

⑪

⑦
⑤

3,000

④
2,000

③
②

1,000

常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 2台の 連 続 定 格 容 量 2,208kW※ ２

①
0

▲

▲

常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 2台の 最 大 容 量 2,760kW※ １

24

25

経 過 時 間 (h)常設代替高圧電源装置 3 台
追加起動※３
常設代替高圧電源装置 2 台
起動
常設代替高圧電源装置の負荷積算イメージ
※1
※2
※3
※4

常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 定 格 出 力 運 転 時 の 容 量 （ 1,380kW×運 転 台 数 ＝ 最 大 容 量 ）常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 定 格 出 力 運 転 時 の 80％ の 容 量 （ 1,380kW×0.8×運 転 台 数 ＝ 連 続 定 格 容 量 ）非常用母線の負荷への給電に伴い，負荷容量が増加するため，常設代替高圧電源装置を 3 台追加起動する
有効性評価で期待していないが電源供給される不要な負荷

添付 2.3.3.6-1

2.4

崩壊熱除去機能喪失
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」は，崩壊熱除去機能の喪失に至る要因により「取水機能が喪失した場合」又は「残留熱除去系が故障した場合」に分類される。
2.4.1

取水機能が喪失した場合

2.4.1.1(1)

事故シーケンスグループの特徴，炉心損傷防止対策

事故シーケンスグループ内の事故シーケンス
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」に含まれる事故シーケ
ンスとしては，「1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，①「過渡事象＋ＲＨＲ失敗」，②「過渡事象＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋
ＲＨＲ失敗」，③「外部電源喪失＋ＤＧ失敗（ＨＰＣＳ成功）」，④「外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗（ＨＰＣＳ成功）」，⑤「外部電源喪失＋直流電源喪失（ＨＰＣＳ成功）」，⑥「手動停止／サポート系
喪失（手動停止）＋ＲＨＲ失敗」，⑦「手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＲＨＲ失敗」，⑧「サポート系喪失（自動停止）＋ＲＨＲ失敗」，⑨「サポート系喪失（自動停止）＋逃がし
安全弁再閉鎖失敗＋ＲＨＲ失敗」，⑩「サポート系喪失（直流電源故障）（外部電源喪失）＋ＤＧ失敗（ＨＰＣＳ成功）」，⑪「サポート系喪失（直流電源故障）（外部電源喪失）＋ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗（ＨＰＣＳ成功）」，⑫「中小破断ＬＯＣＡ＋ＲＨＲ失敗」及び⑬「大破断ＬＯ
ＣＡ＋ＲＨＲ失敗」である。

(2)

事故シーケンスグループの特徴及び炉心損傷防止対策の基本的考え方
本事故シーケンスグループは，ＬＯＣＡを起因事象とする事故シーケン
スも含め炉心冷却に成功し，中長期的な格納容器の過圧・過温の観点では，
2.4.1-1

崩壊熱が支配要因となることからＬＯＣＡも過渡事象も同等となり，崩壊
熱除去機能喪失に対する重大事故等対策に違いはない。また，ＬＯＣＡ時
注水機能喪失及び雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）にて，ＬＯＣＡに加えて崩壊熱除去機能が喪失した場合の重大事故等対策の有効性を確認している。
以上を踏まえ，事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）」では，運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故（ＬＯＣＡを除く）の発生後，高圧注水機能等により炉心冷却には成功す
るが，取水機能の喪失により崩壊熱除去機能が喪失することを想定する。
このため，炉心の崩壊熱により発生した蒸気が逃がし安全弁を介して格納容器に流入し格納容器圧力が上昇することで，緩和措置が取られない場合には，炉心損傷より先に格納容器破損に至る。これに伴い炉心冷却機能を喪失する場合には，原子炉水位の低下により炉心が露出し，炉心損傷に至る。
本事故シーケンスグループのうち取水機能が喪失した場合については，取水機能の喪失により崩壊熱除去機能が失われたことによって最終的に炉心損傷に至る事故シーケンスグループである。このため，重大事故等対策の有効性評価には，取水機能に対する重大事故等対処設備に期待することが考えられる。
以上により，本事故シーケンスグループのうち取水機能が喪失した場合については，原子炉注水機能を用いて原子炉へ注水することにより炉心損傷の防止を図るとともに，代替の海水取水機能を用いて最終的な熱の逃がし場へ熱の輸送を行うことによって除熱を行い格納容器破損の防止を図る。

(3)

炉心損傷防止対策
2.4.1-2

事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」のうち取水機能が喪失した場合において，炉心が著しい損傷に至ることなく，かつ十分な冷却を可能とするため，初期の対策として原子炉隔離時冷却系，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水手段を整備し，安定状態に向けた対策として，緊急用海水系を用いた残留熱除去系（低圧注水系）
による原子炉注水手段を整備する。また，格納容器の健全性を維持するため，安定状態に向けた対策として，緊急用海水系を用いた残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール
冷却系）による格納容器除熱手段を整備する。対策の概略系統図を第2.4.1−1 図に，対応手順の概要を第 2.4.1−2 図に示すとともに，対策の概要を以下に示す。また，重大事故等対策の手順と設備との関係を第2.4.1−1 表に示す。
本事故シーケンスグループにおける重要事故シーケンスにおいて必要な要員は，災害対策要員（初動）20 名である。
災害対策要員（初動）の内訳は，当直発電長 1 名，当直副発電長 1 名，
運転操作対応を行うための当直運転員 4 名，指揮，通報連絡を行うための災害対策要員（指揮者等）4 名及び現場操作を行うための重大事故等対応
要員 10 名である。
必要な要員と作業項目について第 2.4.1−3 図に示す。
なお，重要事故シーケンス以外の事故シーケンスについては，作業項目
を重要事故シーケンスと比較し，必要な要員数を確認した結果，災害対策要員（初動）20 名で対処可能である。
ａ．原子炉スクラムの確認
運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故が発生して原子炉がスクラ
2.4.1-3

ムしたことを確認する。
原子炉スクラムの確認に必要な計装設備は，平均出力領域計装等である。
ｂ．原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認
原子炉水位が原子炉水位異常低下（レベル２）設定点に到達した時点
で原子炉隔離時冷却系が自動起動したことを確認する。また，主蒸気隔離弁が閉止し，逃がし安全弁（安全弁機能）により原子炉圧力が制御されるとともに，再循環系ポンプがトリップしたことを確認する。
原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認に必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域），原子炉隔離時冷却系系統流量等である。
ｃ．原子炉水位の調整操作（原子炉隔離時冷却系）
原子炉隔離時冷却系の起動により原子炉注水が開始され，原子炉水位が回復したことを確認する。また，原子炉水位回復後は，原子炉水位を
原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持する。
原子炉水位の調整操作（原子炉隔離時冷却系）に必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域）等である。
ｄ．取水機能喪失の確認
サプレッション・プール水温度が 32℃に到達したことを確認し，中央制御室からの遠隔操作により残留熱除去系によるサプレッション・プ
ール冷却を試みるが，残留熱除去系海水系の起動に失敗したことを確認
し，取水機能喪失を確認する。
取水機能喪失の確認に必要な計装設備は，残留熱除去系海水系系統流量等である。
2.4.1-4

外部電源が喪失している場合，中央制御室からの遠隔操作により常設
代替高圧電源装置から緊急用母線を介して非常用母線を受電する。
ｅ．残留熱除去系海水系の回復操作
取水機能喪失の確認後，残留熱除去系海水系の回復操作を実施する。
ｆ．常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動操
作
取水機能喪失に伴う低圧注水機能喪失の確認後，中央制御室からの遠隔操作により常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）を起動する。
常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動操
作に必要な計装設備は，常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力等である。
ｇ．可搬型代替注水中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
取水機能喪失に伴う低圧注水機能喪失の確認後，可搬型代替注水中型
ポンプ準備及びホース敷設等を実施する。
ｈ．逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作
常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動準
備操作の完了後，サプレッション・プール水温度がサプレッション・プ
ール熱容量制限（原子炉が高圧の場合は 65℃）に到達したことを確認
し，中央制御室からの遠隔操作により逃がし安全弁（自動減圧機能）の7 個を手動開放し，原子炉減圧を実施する。
逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作に必要な計装設備は，原子炉圧力等である。
ｉ．原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（常設））
逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作により，
2.4.1-5

原子炉圧力が常設低圧代替注水系ポンプの吐出圧力を下回ると，原子炉注水が開始され，原子炉水位が回復することを確認する。原子炉水位回
復後は，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位
高（レベル８）設定点の間で維持する。また，原子炉圧力の低下により原子炉隔離時冷却系が停止したことを確認する。
原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（常設））に必要な計装設備
は，原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域）等である。
ｊ．緊急用海水系を用いた海水通水操作
取水機能喪失の確認後，中央制御室からの遠隔操作により緊急用海水系を起動する。
緊急用海水系を用いた海水通水操作に必要な計装設備は，緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）等である。
ｋ．緊急用海水系を用いた残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去
系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作
緊急用海水系の起動後，中央制御室からの遠隔操作により残留熱除去
系を起動し，格納容器除熱を実施する。また，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を停止し，残留熱除去系による原子炉注水に切り替える。
緊急用海水系を用いた残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作に必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域），残留熱除去系系統流量，緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）等である。
ｌ．使用済燃料プールの冷却操作
2.4.1-6

代替燃料プール冷却系等を用いて使用済燃料プールへの注水及び冷却操作を実施する。

以降，炉心冷却は残留熱除去系（低圧注水系）を用いた原子炉注水により原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持することで継続的に実施し，格納容器除熱は，原
子炉注水の停止期間中に残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）により実施する。また，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。

2.4.1.2(1)

炉心損傷防止対策の有効性評価

有効性評価の方法
本事故シーケンスグループを評価する上で選定した重要事故シーケンス
は，「1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，過渡事象（原子炉水位の急速な低下に伴い，原子炉スクラム，高圧注水機能の自動起動，主蒸気隔離弁の閉止等が発生するため，事象発生後の状況判断における余裕時間の観点で厳しい給水流量の全喪失を選定）を起因事象とし，逃がし安全弁により原子炉圧力が高圧状態に維持される「過渡事象（給水流量の全喪失）＋ＲＨＲ失敗」である。
本重要事故シーケンスでは，炉心における崩壊熱，燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移，燃料被覆管酸化，燃料被覆管変形，沸騰・ボイド率変化，気液分離（水位変化）・対向流，気液熱非平衡及び三次元効果，原子炉圧力容器における冷却材放出（臨界流・差圧流），沸騰・凝縮・ボイド率変化，
気液分離（水位変化）・対向流及びＥＣＣＳ注水（給水系及び代替注水設
備含む）並びに格納容器における格納容器各領域間の流動，気液界面の熱
2.4.1-7

伝達，構造材との熱伝達及び内部熱伝導，スプレイ冷却及びサプレッション・プール冷却が重要現象となる。よって，これらの現象を適切に評価することが可能である長期間熱水力過渡変化解析コードＳＡＦＥＲ及びシビ
アアクシデント総合解析コードＭＡＡＰにより，原子炉圧力，原子炉水位，
燃料被覆管温度，格納容器圧力，格納容器雰囲気温度等の過渡応答を求める。なお，本有効性評価では，ＳＡＦＥＲコードによる燃料被覆管温度の評価結果は，ベストフィット曲線の破裂判断基準に対して十分な余裕があることから，燃料被覆管温度が高温となる領域において，燃料棒やチャン
ネルボックスの幾何学的配置を考慮した詳細な輻射熱伝達計算を行うこと
で燃料被覆管温度をＳＡＦＥＲコードよりも低めに評価するＣＨＡＳＴＥ
コードは使用しない。
また，解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，本
重要事故シーケンスにおける運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価する。

(2)

有効性評価の条件
本重要事故シーケンスに対する主要な解析条件を第 2.4.1−2 表に示す。
また，主要な解析条件について，本重要事故シーケンス特有の解析条件を以下に示す。
ａ．事故条件(a)

起因事象
起因事象として，給水流量の全喪失が発生するものとする。

(b)

安全機能の喪失に対する仮定
取水機能の喪失により，崩壊熱除去機能が喪失するものとする。

(c)

外部電源
2.4.1-8

外部電源は喪失するものとする。
評価上，取水機能喪失に伴う非常用ディーゼル発電機等の機能喪失を考慮することから，外部電源喪失を想定する場合には全交流動力電源喪失となる。
また，原子炉スクラムまでの原子炉出力が高く維持され，原子炉水位の低下が大きくなることで，炉心の冷却の観点で厳しくなり，外部電源がある場合を包含する条件として，原子炉スクラムは，原子炉水位低（レベル３）信号にて発生し，再循環系ポンプトリップは，原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて発生するものとする。

ｂ．重大事故等対策に関連する機器条件(a)

原子炉スクラム
原子炉スクラムは，原子炉水位低（レベル３）信号によるものとする。

(b)

主蒸気隔離弁
主蒸気隔離弁は，原子炉水位異常低下（レベル２）信号により閉止するものとする。
(c)

ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環系ポンプトリップ機能）
ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環系ポンプトリップ機能）は，原子炉水位異常低下（レベル２）信号により再循環系ポンプを全台トリップさせるものとする。
(d)

逃がし安全弁
逃がし安全弁（安全弁機能）にて原子炉冷却材圧力バウンダリの過度の圧力上昇を抑制するものとする。また，原子炉減圧には，逃がし
安全弁（自動減圧機能）7 個を使用するものとし，容量として，1 個
2.4.1-9当たり定格主蒸気流量の約 6％を処理するものとする。
(e)

原子炉隔離時冷却系
原子炉水位異常低下（レベル２）信号により自動起動し，136.7m ３／h（原子炉圧力 1.04MPa[gage]〜7.86MPa[gage]において）の流量で原子炉へ注水するものとする。原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）
設定点まで回復した以降は，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）
設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の範囲に維持する。また，
原子炉減圧時の常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉水位回復性能を確認する観点で，原子炉減圧操作と同時に注水を停止する。

(f)

低圧代替注水系（常設）
常設低圧代替注水系ポンプ 2 台を使用するものとし，注水流量は，機器設計上の最小要求値である最小流量特性（注水流量：0m ３ ／h〜
378m ３ ／h，注水圧力：0MPa[dif] ※ 〜2.38MPa[dif]）を用いるものとする。また，原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）設定点まで回復
した以降は，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子
炉水位高（レベル８）設定点の範囲に維持する。残留熱除去系の準備完了後，原子炉水位高（レベル８）設定点到達で常設低圧代替注水系
ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を停止する。
※(g)

MPa[dif]…原子炉圧力容器と水源との差圧（以下同様）

残留熱除去系（低圧注水系）
残留熱除去系ポンプ 1 台を使用するものとし，非常用母線の受電が完 了 し た 後 に 手 動 起 動 し ， 0m ３ ／ h 〜 1,676m ３ ／ h （ 0MPa[dif] 〜
1.55MPa[dif]において）の流量で原子炉へ注水するものとする。伝熱
容量は，熱交換器の設計性能に基づき 1 基当たり約 24MW（サプレッ
2.4.1-10

ション・プール水温度 100℃，海水温度 32℃において）とする。なお，
原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持しつつ，原子炉注水の停止期間中に格納容器スプレイ又はサプレッション・プール冷却を実施するものとする。
(h)

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水を停止している期間に 1.9×10 ３ m ３ ／h の流量で格納容器へスプレイするものとし，そのうち 95％をドライウェルへ，5％をサプレッション・チェンバへ分配するものとする。なお，格納容器スプレイ実施中に格納容器圧力が13.7kPa[gage]に到達した時点でサプレッション・プール冷却運転に切り替える。
伝熱容量は，熱交換器の設計性能に基づき 1 基当たり約 43MW（サプレッション・プール水温度 100℃，海水温度 32℃において）とする。

(i)

緊急用海水系
残留熱除去系へ海水通水時の伝熱容量は，熱交換器の設計性能に基
づき 1 基当たり約 24MW（サプレッション・プール水温度 100℃，海水
温度 32℃において）とする。

ｃ．重大事故等対策に関連する操作条件
運転員等操作に関する条件として，「1.3.5

運転員等の操作時間に対する仮定」に示す分類に従って以下のとおり設定する。
(a)

逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作）は，運転手順に基づきサプレッション・プール
2.4.1-11水温度が 65℃に到達した場合に実施する。
(b)

緊急用海水系を用いた残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉
注水操作並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作は，余裕時間を確認する観点で代替格納容器スプレイの実施基準である格納容器圧力 279kPa［gage］に到達した場合に実施する。また，残留熱除去系による格納容器除熱の開始後に，原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）設定点に到達した場合は，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を停止し，以降は残留熱除去系による原子炉注水により原子炉水位を維持する。

(3)

有効性評価の結果
本重要事故シーケンスにおける原子炉圧力，原子炉水位（シュラウド内外水位） ※ ，注水流量，逃がし安全弁からの蒸気流量及び原子炉圧力容器内の保有水量の推移を第 2.4.1−4 図から第 2.4.1−8 図に，燃料被覆管温度，燃料被覆管最高温度発生位置における熱伝達係数，燃料被覆管最高温度発生位置におけるボイド率，高出力燃料集合体のボイド率，炉心下部プ
レナム部のボイド率の推移及び燃料被覆管破裂が発生した時点の燃料被覆
管 温 度 と 燃 料 被 覆 管 の 円 周 方 向 の 応 力 の 関 係 を 第 2.4.1− 9 図 か ら 第2.4.1−14 図に，格納容器圧力，格納容器雰囲気温度，サプレッション・
プール水位及びサプレッション・プール水温度の推移を第 2.4.1−15 図から第 2.4.1−18 図に示す。
※

炉心冷却の観点ではシュラウド内水位に着目し，運転員操作の観点ではシュ
ラウド外水位に着目するためシュラウド内外水位を合わせて示している。な

2.4.1-12お，シュラウド内は炉心部で発生するボイドを含む水位であることから，原子炉水位が低下する過程ではシュラウド外水位と比較して高めの水位を示す。

ａ．事象進展給水流量の全喪失が発生することで原子炉水位は低下し，原子炉水位
低（レベル３）信号により，原子炉はスクラムする。その後原子炉水位
が原子炉水位異常低下（レベル２）設定点まで低下すると，主蒸気隔離
弁の閉止及び再循環系ポンプトリップが発生するとともに，原子炉隔離時冷却系が自動起動することで，炉心の冠水が維持される。
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）の起動操作を実施し，事象発生の約 2 時間後にサプレッション・プール
水温度がサプレッション・プール熱容量制限である 65℃に到達した時点で，手動操作により逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個による原子炉減圧を実施する。逃がし安全弁（自動減圧機能）開放による蒸気流出に
よって原子炉水位が低下するが，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水が開始されることで原子炉水位は回復し，炉心の冠水は維持される。なお，原子炉隔離時冷却系は，原子炉減圧と同時に停止する想定とする。
高出力燃料集合体及び炉心下部プレナムのボイド率については，原子炉水位及び原子炉圧力の変化に伴い増減する。
また，崩壊熱除去機能を喪失しているため，原子炉圧力容器内で発生する蒸気が逃がし安全弁を介して格納容器内に放出されることで，格納容器圧力及び雰囲気温度は徐々に上昇する。このため，事象発生の約
13 時間後に格納容器圧力が 279kPa[gage]に到達した時点で，緊急用海水系を用いた残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去
系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作を実施す
2.4.1-13

ることにより，格納容器圧力及び雰囲気温度は安定又は低下傾向となる。

ｂ．評価項目等
燃料被覆管の最高温度は第 2.4.1−9 図に示すとおり，炉心冷却が維持され，初期値（約 309℃）以下にとどまることから，評価項目である
1,200℃を下回る。また，燃料被覆管の酸化量は，酸化反応が著しくなる前の燃料被覆管厚さの 1％以下であり，評価項目である 15％を下回る。
原子炉圧力は，第 2.4.1−4 図に示すとおり，逃がし安全弁（安全弁機能）の作動により，約 7.79MPa[gage]以下に維持される。このため，原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力は，原子炉圧力と原子炉圧力容器底部圧力との差（0.3MPa 程度）を考慮しても，約 8.09MPa[gage]以
下であり，評価項目である最高使用圧力の 1.2 倍（10.34MPa[gage]）を下回る。
格納容器圧力は，第 2.4.1−15 図に示すとおり，崩壊熱除去機能が喪失しているため，原子炉圧力容器内で発生した蒸気が格納容器内に放出されることによって，事象発生後に上昇傾向が継続するが，緊急用海水系を用いた残留熱除去系による格納容器除熱により低下傾向となる。事象発生の約 13 時間後に最高値の約 0.28MPa[gage]となるが，格納容器
バウンダリにかかる圧力は，評価項目である最高使用圧力の 2 倍（0.62MPa[gage]）を下回る。格納容器雰囲気温度は，第 2.4.1−16 図に示すとおり，事象発生の約 13 時間後に最高値の約 141℃となり，以降は低下傾向となっていることから，格納容器バウンダリにかかる温度
は，評価項目である 200℃を下回る。
第 2.4.1−5 図に示すように，原子炉隔離時冷却系及び常設低圧代替
注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を継続
2.4.1-14

し，その後，約 13 時間後に緊急用海水系を用いた残留熱除去系による原子炉注水を開始することで，炉心の冠水状態が維持され，炉心冷却が維持される。また，第 2.4.1−15 図及び第 2.4.1−16 図に示すように，残留熱除去系による格納容器除熱を継続することで，高温停止での安定状態が確立する。
（添付資料 2.4.1.1）
安定状態が確立した以降は，機能喪失している設備の復旧に努めるとともに，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）により冷温停止状態とする。
以上により，本評価では，「1.2.1.2

有効性を確認するための評価項

目の設定」に示す(1)から(4)の評価項目について，対策の有効性を確認した。

2.4.1.3

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲としては，運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価する。
本重要事故シーケンスでは，原子炉隔離時冷却系により炉心冷却には成功するが，取水機能の喪失により崩壊熱除去機能が喪失することで格納容器圧
力及び雰囲気温度が上昇するため，緊急用海水系を用いた残留熱除去系による格納容器除熱を実施することが特徴である。よって，不確かさの影響を確認する運転員等操作は，事象進展に有意な影響を与えると考えられる操作として，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（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）
並びに緊急用海水系を用いた残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水
2.4.1-15

操作並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作とする。
(1)

解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価
本重要事故シーケンスにおいて不確かさの影響評価を実施する重要現象は，「1.7

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価方針」に示すとおりであり，それらの不確かさの影響評価の結果を以下に示す。
ａ．運転員等操作時間に与える影響
炉心における燃料棒表面熱伝達の不確かさとして，解析コードは炉心の冠水が維持される実験解析において，燃料被覆管温度をほぼ同等に評価する。有効性評価解析では，おおむね炉心の冠水状態が維持されており，燃料被覆管の最高温度は初期値以下にとどまることから，不確かさは小さく，また，事象初期の原子炉注水は原子炉隔離時冷却系の自動起動により確保され，燃料被覆管温度を操作開始の起点とする運転員等操
作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
炉心における燃料被覆管酸化の不確かさとして，解析コードは酸化量及び酸化反応に伴う発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，
燃料被覆管温度を高めに評価する可能性がある。よって，実際の燃料被覆管温度は低くなるが，事象初期の原子炉注水は原子炉隔離時冷却系の自動起動により確保され，燃料被覆管温度を操作開始の起点とする運転
員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
格納容器における格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導並びに気液界面の熱伝達の不確かさとして，格納容器モデル（格納容器の熱水力モデル）はＨＤＲ実験解析において区画によって格
納容器雰囲気温度を十数℃程度，格納容器圧力を 1 割程度高めに評価する傾向が確認されているが，ＢＷＲの格納容器内の区画とは異なる等，
2.4.1-16

実験体系に起因するものと考えられ，実機体系においては不確かさが小さくなるものと推定され，全体としては格納容器圧力及び雰囲気温度の傾向を適切に再現できていることから，格納容器圧力を操作開始の起点とする緊急用海水系を用いた残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉
注水操作並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導の不確かさにおいては，ＣＳＴＦ
実験解析により格納容器温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認しており，その差異は小さいことから，格納容器
圧力を操作開始の起点としている緊急用海水系を用いた残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作並びに残留熱除去系（格納容器ス
プレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。
（添付資料 2.4.1.2）

ｂ．評価項目となるパラメータに与える影響
炉心における燃料棒表面熱伝達の不確かさとして，解析コードは炉心の冠水が維持される実験解析において，燃料被覆管温度をほぼ同等に評価する。有効性評価解析では，おおむね炉心の冠水状態が維持されており，燃料被覆管の最高温度は初期値以下にとどまることから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
炉心における燃料被覆管酸化の不確かさとして，解析コードは酸化量及び酸化反応に伴う発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，
燃料被覆管温度を高く評価することから，実際の燃料被覆管温度は低め
2.4.1-17

となり，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。ただし，炉心部の冠水がおおむね維持される本事故シーケンスでは，この影響は小さい。
格納容器における格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導並びに気液界面の熱伝達の不確かさとして，格納容器モデル（格納容器の熱水力モデル）はＨＤＲ実験解析において区画によって格
納容器雰囲気温度を十数℃程度，格納容器圧力を 1 割程度高めに評価する傾向が確認されているが，ＢＷＲの格納容器内の区画とは異なる等，
実験体系に起因するものと考えられ，実機体系においては不確かさが小さくなるものと推定され，全体としては格納容器圧力及び雰囲気温度の傾向を適切に再現できていることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導の不確かさにおいては，ＣＳＴＦ実験解析により格納容
器雰囲気温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認していることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
（添付資料 2.4.1.2）(2)

解析条件の不確かさの影響評価
ａ．初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件
初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件は，第2.4.1−2 表に示すとおりであり，これらの条件設定を設計値等の最確条件とした場合の影響を評価する。解析条件の設定に当たっては，設計値を用いるか又は評価項目となるパラメータに対する余裕が小さくなる
よう保守的な設定をしていることから，この中で事象進展に有意な影響
2.4.1-18

を与える可能性がある項目について，評価結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
初期条件の燃料棒最大線出力密度は，解析条件で設定した 44.0kW／m に対して最確条件は約 33kW／m〜約 41kW／m であり，最確条件とした場合は燃料被覆管温度の上昇が緩和されるが，事象初期の原子炉
注水は原子炉隔離時冷却系の自動起動により確保され，燃料被覆管温度を操作開始の起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操
作時間に与える影響はない。
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件で設定した燃焼度
33GWd／t に対して最確条件は燃焼度 33GWd／t 以下であり，最確条件とした場合は解析条件で設定している崩壊熱と同等以下となる。燃焼度 33GWd／t の場合は，解析条件と最確条件は同等であることから，運転員等操作時間に与える影響はない。また，燃焼度 33GWd／t 未満の場合は，原子炉からサプレッション・プールに流出する蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下は遅くなるが，事象初期の原子炉注
水は原子炉隔離時冷却系の自動起動により確保されることから，運転員等操作時間に与える影響はない。また，同様に格納容器圧力及び雰
囲気温度並びにサプレッション・プール水位及びサプレッション・プ
ール水温度の上昇が遅くなり，これらのパラメータを起点とする運転員等操作の開始時間は遅くなる。
初期条件の原子炉圧力，原子炉水位，炉心流量及びドライウェル雰
囲気温度は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，事象進展に与える影響は小さいことから，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
事故条件の外部電源の有無については，給復水系が停止することで，
2.4.1-19

原子炉水位の低下を厳しくする条件として外部電源なしを想定するとともに，原子炉スクラム及び再循環系ポンプトリップについては，外部電源がある場合を包含する条件を設定している。外部電源がある場
合には，給復水系による原子炉注水が維持され，事象進展が緩和されることから，運転員等操作時間に与える影響はない。
機器条件の低圧代替注水系（常設）は，最確条件とした場合，おおむね注水開始後の原子炉水位の回復が早くなり，炉心冠水後の原子炉水位の維持操作の開始が早くなるが，原子炉減圧から水位回復までの
原子炉水位を継続監視している期間の流量調整操作であることから，運転員等操作時間に与える影響はない。
（添付資料 2.4.1.2，2.4.1.3）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
初期条件の燃料棒最大線出力密度は，解析条件で設定した 44.0kW／m に対して最確条件は約 33kW／m〜約 41kW／m であり，最確条件とした場合は燃料被覆管温度の上昇が緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。ただし，炉心部の冠水がおおむね維持される本事故シーケンスでは，この影響は小さい。
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件で設定した燃焼度
33GWd／t に対して最確条件は燃焼度 33GWd／t 以下であり，最確条件とした場合は解析条件で設定している崩壊熱と同等以下となる。燃焼度 33GWd／t の場合は，解析条件と最確条件は同等であることから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。また，33GWd／t 未満の場合は，原子炉からサプレッション・プールに流出する蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下は緩和される。また，同様に格納
容器圧力及び雰囲気温度並びにサプレッション・プール水位及びサプ
2.4.1-20

レッション・プール水温度の上昇は遅くなることから，評価項目とな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，炉心流量及びドライウェル雰
囲気温度は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，事象進展に与える影響は小さいことから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
事故条件の外部電源の有無については，給復水系が停止することで，原子炉水位の低下を厳しくする条件として外部電源なしを想定するとともに，原子炉スクラム及び再循環系ポンプトリップについては，外部電源がある場合を包含する条件を設定している。外部電源がある場
合には，給復水系による原子炉注水が維持され，事象進展が緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
機器条件の低圧代替注水系（常設）は，最確条件とした場合，おおむね注水開始後の原子炉水位の回復が早くなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
（添付資料 2.4.1.2，2.4.1.3）

ｂ．操作条件
操作条件の不確かさとして，操作に係る不確かさを「認知」，「要員配置」，「移動」，「操作所要時間」，「他の並列操作有無」及び「操作の確実さ」の 6 要因に分類し，これらの要因が運転員等操作時間に与える影響を評価する。また，運転員等操作時間に与える影響が評価項目となるパラメータに与える影響を評価する。評価結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧
2.4.1-21

操作（常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作）は，解析上の操作開始時間としてサプレッション・プール水温度 65℃到達時を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，不確かさ要因により操作開始時間に与える影響は小さく，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等となる。本操
作は，解析コード及び解析条件（操作条件を除く。）の不確かさにより，操作開始時間が遅くなる可能性があるが，他の操作との重複もないことから，この他の操作に与える影響はない。
操作条件の緊急用海水系を用いた残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作は，解析上の操作開始時間として格納容器圧力 279kPa[gage]
到達時を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，操作開始時間は余裕時間を確認する観点で遅めの時間を設定しており，実態の操作開始時間は格納容器圧力 245kPa[gage]到達時であることか
ら，解析上の設定よりも早まるが，並列して実施する場合がある原子
炉水位の調整操作（低圧代替注水系（常設））とは同一の制御盤による対応が可能であることから，この他の操作に与える影響はない。本
操作は，解析コード及び解析条件（操作条件を除く。）の不確かさにより，操作開始時間が遅くなる可能性があるが，並列して実施する場
合がある原子炉水位の調整操作とは同一の制御盤による対応が可能であることから，この他の操作に与える影響はない。
（添付資料 2.4.1.2）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧
2.4.1-22

操作（常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作）は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時間は解析上の設定よりも遅くなる可能性があるが，この場合でもパラメータが操作実施基準に到達した時点で開始することで同等の効果が得られ，事象進展に変わりがないことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
操作条件の緊急用海水系を用いた残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時
間は解析上の設定よりも早くなる可能性及び遅くなる可能性があるが，この場合でもパラメータが操作実施基準に到達した時点で開始することで同等の効果が得られ，有効性評価解析における格納容器圧力の最高値に変わりがないことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
（添付資料 2.4.1.2）(3)

操作時間余裕の把握
操作開始時間の遅れによる影響度合いを把握する観点から，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認できる範囲内での操作時間余裕を確認し，その結果を以下に示す。
操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作）は，原子炉隔離時冷却系による注水継続が可能な時間内に実施することで炉心損傷を回避することが可能であり，事象発生から少なく
2.4.1-23

とも 8 時間程度の時間余裕がある。
操作条件の緊急用海水系を用いた残留熱除去系（低圧注水系）による原
子炉注水操作並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作は，事象発生の約 13 時間後に実施するものであり，準備時間が確保できるため，時間余裕がある。仮に，緊急用海水系を用いた残留熱除去系（低圧注水系）
による原子炉注水操作並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作に失敗し，格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作を実施する場合には，格納容器圧力は 0.279MPa[gage]から上昇するが，格納容器スプレイの開始基準の 245kPa[gage]から 279kPa[gage]到達までの時 間 が 約 0.9 時 間 で あ る こ と か ら 外 挿 す る と ， 0.279MPa[gage] か ら
0.62MPa[gage]に到達するまでに 9 時間程度の時間余裕があり，操作に要する時間は 4 分程度であることから，時間余裕がある。
（添付資料 2.4.1.2）

(4)

ま と め
解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作
時間余裕を確認した。この結果，解析コード及び解析条件の不確かさが運転員等操作時間に与える影響等を考慮した場合においても，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。この他，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認できる範囲内において，操作時間には時間余裕がある。

2.4.1-24

2.4.1.4(1)

必要な要員及び資源の評価

必要な要員の評価
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」の取水機能が喪失した
場合の重大事故等対策に必要な災害対策要員（初動）は，「2.4.1.1（3）
炉心損傷防止対策」に示すとおり 20 名である。「6.2

重大事故等対策時に必要な要員の評価結果」で説明している災害対策要員（初動）の 39 名で対処可能である。

(2)

必要な資源の評価
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」の取水機能が喪失した
場合において，必要な水源，燃料及び電源は「6.1(2)

資源の評価条件」の条件にて評価を行い，以下のとおりである。
ａ．水源

常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原
子炉注水操作については，7 日間の対応を考慮すると，合計約 620m ３ の水が必要となる。
水源として，代替淡水貯槽に 4,300m３ の水を保有していることから，水源が枯渇することはなく，7 日間の対応が可能である。
原子炉隔離時冷却系及び残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注
水操作並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去
系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作について
は，サプレッション・チェンバを水源とすることから，水源が枯渇することなく，7 日間の対応が可能である。
（添付資料 2.4.1.4）

2.4.1-25

ｂ．燃

料

常設代替交流電源設備による電源供給について，事象発生直後から 7日間の常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 5 台）の運転を想定す る と， 約 352.8kL の軽 油 が必 要 と なる 。 軽油 貯 蔵タ ン クに は約800kL の軽油を保有していることから，常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 5 台）による 7 日間の電源供給の継続が可能である。
緊急時対策所用発電機による電源供給について，事象発生直後から 7日間の緊急時対策所用発電機の運転を想定すると，約 70.0kL の軽油が必要となる。緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンクに約 75kL の軽油を保有していることから，緊急時対策所用発電機による 7 日間の電源供給の継続が可能である。
（添付資料 2.4.1.5）

ｃ．電源

外部電源喪失を想定した場合，重大事故等対策時に必要な負荷は約3,173kW であるが，常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 5 台）の連続定格容量は 5,520kW であることから，必要負荷に対しての電源供給が可能である。
なお必要な負荷には，有効性評価で期待しないが電源供給される不要な負荷も含まれている。
緊急時対策所用発電機については，必要負荷に対しての電源供給が可能である。
（添付資料 2.4.1.6）

2.4.1-26

2.4.1.5

結論

事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」の取水機能が喪失した場
合では，炉心冷却には成功するが，崩壊熱除去機能の喪失により炉心損傷より先に格納容器が破損し，これに伴い炉心冷却機能を喪失することにより，原子炉水位が低下し炉心が露出することで炉心損傷に至ることが特徴である。
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」の取水機能が喪失した場合に対する炉心損傷防止対策としては，初期の対策として原子炉隔離時冷却系，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧及び常設低圧代替注
水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水手段を整備し，安定状態に向けた対策として，緊急用海水系を用いた残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水手段を整備する。また，格納容器の健全性を維持するため，安定状態に向けた対策として緊急用海水系を用いた残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱手段を整備している。
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」の重要事故シーケンス「過渡事象（給水流量の全喪失）＋ＲＨＲ失敗」について有効性評価を行った。
上記の場合においても，原子炉隔離時冷却系，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代
替注水系（常設）による原子炉注水，緊急用海水系を用いた残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器
除熱を実施することにより，炉心の著しい損傷を防止することができる。
その結果，燃料被覆管温度及び酸化量，原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力並びに格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度は，評価項目を満
2.4.1-27

足している。また，安定状態を維持することができる。
解析コード及び解析条件の不確かさの影響について確認した結果，運転員
等操作時間に与える影響及び評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，対策の有効性が確認できる範囲内において，操作時間余裕について確認した結果，操作が遅れた場合でも一定の余裕がある。
重大事故等対策に必要な要員は，災害対策要員にて確保可能である。また，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
以上のことから，事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」の取水機能が喪失した場合において，原子炉隔離時冷却系，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水，緊急用海水系を用いた残留熱除去
系（低圧注水系）による原子炉注水並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱の炉心損傷防止対策は，選定した重要事故シーケンスに対して有効であることが確認でき，事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」の取水機能が喪失した場合に対して有効である。

2.4.1-28

２Ｃ非常用ディーゼル発電機，２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレ
イ系 ディ ー ゼル 発電機

凡

例：安 全機 能 の喪 失を 仮 定す る 設備
：従 属的 に 使用 不能 と なる 設 備

Ｇ：評 価上 考 慮し ない 設 備

逃が し安 全 弁
（安 全弁 機 能）

常設 代替 高圧電源装置
ター ビン へ
原子炉建屋
東側接続口

軽油 貯蔵タンクドラ イウ ェ ル

2.4.1-29

代替
循環
冷却系
ポンプ
(Ａ)

２Ｃ非常用ディーゼル発電機用海水ポン
プ，２Ｄ非常用ディーゼル発電機用海水ポ
ンプ及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機 用海 水 ポン プ

※3

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

サプ レッ シ ョン ・
チェ ンバ

↑

→

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器Ｇ※3↑

サプ レッ シ ョン
・プ ール

代替
循環
冷却系
ポンプ
(Ｂ)

原子 炉建 屋 高所 東側
西側 接続 口 接続 口

残留 熱除去系
海水 系ポンプ（Ａ），（Ｃ）

高所 西側
接続 口

→
※1

→
→

緊急用海水
ポンプ（Ａ），（Ｂ）※2→
残留熱除去系
海水系ポンプ（Ｂ），（Ｄ）→→←→

残留 熱除 去 系
ポン プ（ Ａ ）残留 熱除 去 系
ポン プ（ Ｂ ）

※1 海へ
※1
※2

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

残留 熱除 去 系ポ ンプ （ Ｃ）

①
→

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポ ンプ

復水 貯蔵 タ ンク
海

常設 低圧 代 替注 水系↑ ポン プ（ Ａ），（ Ｂ）

海へ ※2

←

←

↑

←

代替 淡水 貯 槽①： 評価 上 ，非 常用 デ ィー ゼ ル発 電機 等 の機 能喪失 を想 定 する こと か ら従 属 的に 使用 不 能

常設 高圧 代 替注 水系 ポ ンプ

第 2.4.1−1 図

崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）時の重大事故等対策の概略系統図（1／3）（原子炉隔離時冷却系による原子炉注水段階）

２Ｃ非常用ディーゼル発電機，２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレ
イ系 ディ ー ゼル 発電機

凡

例：安 全機 能 の喪 失を 仮 定す る 設備
：従 属的 に 使用 不能 と なる 設 備

Ｇ：評 価上 考 慮し ない 設 備

逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）常設 代替 高圧電源装置
ター ビン へ
原子炉建屋
東側接続口

軽油 貯蔵タンクドラ イウ ェ ル

2.4.1-30

代替
循環
冷却系
ポンプ
(Ａ)

２Ｃ非常用ディーゼル発電機用海水ポン
プ，２Ｄ非常用ディーゼル発電機用海水ポ
ンプ及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機 用海 水 ポン プ

※3

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

サプ レッ シ ョン ・
チェ ンバ

↑

→

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器Ｇ※3↑

サプ レッ シ ョン
・プ ール

代替
循環
冷却系
ポンプ
(Ｂ)

原子 炉建 屋 高所 東側
西側 接続 口 接続 口

残留 熱除去系
海水 系ポンプ（Ａ），（Ｃ）

高所 西側
接続 口

→
※1

→
→

緊急用海水
ポンプ（Ａ），（Ｂ）※2→
残留熱除去系
海水系ポンプ（Ｂ），（Ｄ）→→←→

残留 熱除 去 系
ポン プ（ Ａ ）残留 熱除 去 系
ポン プ（ Ｂ ）

※1 海へ
※1
※2

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

残留 熱除 去 系ポ ンプ （ Ｃ）

①
→

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポ ンプ

復水 貯蔵 タ ンク
海

常設 低圧 代 替注 水系↑ ポン プ（ Ａ），（ Ｂ）

海へ ※2

←

←

↑

←

代替 淡水 貯 槽①： 評価 上 ，非 常用 デ ィー ゼ ル発 電機 等 の機 能喪失 を想 定 する こと か ら従 属 的に 使用 不 能

常設 高圧 代 替注 水系 ポ ンプ

第 2.4.1−1 図 崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）時の重大事故等対策の概略系統図（2／3）（常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水段階）

２Ｃ非常用ディーゼル発電機，２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレ
イ系 ディ ー ゼル 発電機

凡

例：安 全機 能 の喪 失を 仮 定す る 設備
：従 属的 に 使用 不能 と なる 設 備

逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）Ｇ

：評 価上 考 慮し ない 設 備

常設 代替 高圧電源装置
ター ビン へ
原子炉建屋
東側接続口

軽油 貯蔵タンクドラ イウ ェ ル

2.4.1-31

代替
循環
冷却系
ポンプ
(Ａ)

２Ｃ非常用ディーゼル発電機用海水ポン
プ，２Ｄ非常用ディーゼル発電機用海水ポ
ンプ及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機 用海 水 ポン プ

←

緊急用海水
ポンプ（Ａ），（Ｂ）※2

残留熱除去系
海水系ポンプ（Ｂ），（Ｄ）

→
→

※1 海へ
※1
※2

残留 熱除 去 系
ポン プ（ Ｂ ）→低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

残留 熱除 去 系ポ ンプ （ Ｃ）←

常設 低圧 代 替注 水系↑ ポン プ（ Ａ），（ Ｂ）

①
→

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポ ンプ←
常設 高圧 代 替注 水系 ポ ンプ

第 2.4.1−1 図

↑
海へ ※2

←

復水 貯蔵 タ ンク
海

原子 炉建 屋 高所 東側
西側 接続 口 接続 口→

残留 熱除 去 系
ポン プ（ Ａ ）

※1

→

↑

代替
循環
冷却系
ポンプ
(Ｂ)

高所 西側
接続 口

→

→

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置※3

サプ レッ シ ョン・プ ール

残留熱除去系
海水系ポンプ（Ａ），（Ｃ）→※3

サプ レッ シ ョン ・
チェ ンバ

↑

→

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器Ｇ

代替 淡水 貯 槽①： 評価 上 ，非 常用 デ ィー ゼ ル発 電機 等 の機 能喪失 を想 定 する こと か ら従 属 的に 使用 不 能

崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）時の重大事故等対策の概略系統図（3／3）（緊急用海水系を用いた残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱段階）

（解 析上 の 時刻 ）（約 0 秒 ）凡

例：操 作・ 確 認（ 運転 員）

給水流量の全喪失：プ ラン ト 状態 （解 析）：判 断：解 析上 考 慮し ない 操作

原子炉水位低（レベル３）
設定点到達：重 大事 故 等対 応要 員（ 現 場） の作 業
：運 転員 と 重大 事故 等対 応 要員 （現 場 ）の共 同作 業

原子炉スクラムの確認 ※ １（約 20 秒）

原子炉水位異常低下（レベル２）設定点到達

使用 済燃 料 プー ルの
冷却 操作

主蒸 気隔 離 弁閉 止
逃が し安 全 弁（ 安全 弁機 能 ）に よる原 子炉 圧 力制 御確 認 ※ ２

原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認 ※ ２

再循 環系 ポ ンプ
トリ ップ の 確認 ※ ２※１

原 子 炉ス クラ ムは ， 中央 制御 室 に て平 均出 力 領域 計装 等に よ り確 認す る 。
なお，外部電源がない場合は，非常用ディーゼル発電機等が一旦自動起動するが，取水機能喪失により非常用ディーゼル発電機海水ポンプが起動していない場合は，インターロッ
クに より 60秒間 運転 を継 続 した 後に 停 止 する 。

※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

サ プ レ ッシ ョ ン ・ プー ル 水 温 度32℃ 到達 に て サ プレ ッ シ ョ ン・ プ ー ル 冷却 の 実施 を 判 断す
る が， 残 留 熱 除 去系 海 水 系 の起 動 操 作 に 失 敗す る こ と で取 水 機 能 喪 失を 判 断 す る 。 なお ，
解析 上は サ プレ ッシ ョン ・ プー ル水 温 度 の初 期値 を32℃ に設 定し て いる 。

※５

外 部 電源 がな い場 合 には ，常 設 代 替高 圧電 源 装置 から 緊急 用 母線 及び 非 常 用母 線を 受 電する。

※６

取 水 機能 喪失 の確 認 後， あら か じ め低 圧で 注 水可 能な 系統 の 準備 操作 を 実 施す る。

※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 原 子 炉 注 水 可 能 な 系 統 又 は 低 圧 代 替 注 水系 1 系統 以上 起 動で きた 後に 逃 がし 安全 弁（ 自動 減 圧機 能） の手 動 によ る原 子 炉 減圧 操作を 実施 す る 。 ま た， 実 際 の 操作 で は ， 原 子 炉圧 力 が 低 下し 常 設 低 圧 代替 注 水 系 ポ ン プを 用
い た低 圧 代 替 注 水系 （ 常 設 ）に よ る 原 子 炉 注水 が 開 始 され た 後 に 原 子炉 隔 離 時 冷 却 系が 停止 する が ， 常 設 低圧 代 替 注 水系 ポ ン プ を 用 いた 低 圧 代 替注 水 系 （ 常 設） の み に よ る 原子 炉
注 水性 能 を 確 認 する 観 点 で ，原 子 炉 減 圧 開 始と 同 時 に 原子 炉 隔 離 時 冷却 系 は 停 止 す る想 定とし てい る 。

※８

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 おそ 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 の いず れか 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燃料有効長頂部以上であることが判断できな
い場 合

※９

原 子 炉水 位不 明の 場 合は ，原 子 炉 圧力 容器 を 満水 とし ，原 子 炉圧 力と サ プ レッ ショ ン ・チ
ェン バ圧 力 の差 圧を 確認 す るこ とで ， 原 子炉 水位 が 燃料 有効 長頂 部 以上 であ る こ とを 確認
する 。

※ １０

常 設 低圧 代 替 注 水系 ポ ン プ を用 い た低 圧 代 替 注水 系 （ 常 設） に よ り ，原 子 炉水 位 を 原子
炉水 位低 （ レベ ル３ ）設 定 点か ら原 子 炉 水位 高（ レ ベル ８） 設定 点 の間 に維 持 す る。

格納容器圧力279kPa[gage]到達※１ １

緊急用海水系を用いた残留熱除去
系（低圧注水系）による原子炉注
水操作並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール
冷却系）による格納容器除熱操作

取 水機 能喪 失の 確 認後 ，緊 急 用 海水 系の 起 動操 作を 実施 す る。
実際 に は 緊 急 用 海 水 系 の 起 動 操 作 が 完 了 し た 時 点 で ， サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 度 が32℃ を 超 過 し て い る 場 合 は 残 留 熱 除 去 系 に よ る サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 冷 却 ， 格 納 容 器
圧力 が 245kPa[gage]を超 過 して いる 場 合 は残 留熱 除 去系 によ る格 納 容器 スプ レ イ を実 施する が， 評 価上 は格 納容 器 圧力 が代 替 格 納容 器ス プ レイ の実 施基 準 であ る 279kPa[gage]に到 達し た 時点 で格 納容 器 スプ レイ を 開 始す る想 定 とし てい る。

※ １２

残 留 熱除 去 系 は ，原 子 炉 水 位低 （ レベ ル ３ ） 設定 点 に て 原子 炉 注 水 運転 に 切り 替 え ，原子炉 水位 高 （レ ベル ８） 設 定点 にて 格 納 容器 スプ レ イ運 転に 切り 替 える 。

原子炉水位の調整操作（原子炉隔離時冷却系） ※３
原子 炉隔 離 時冷 却系 以外 に よる 原子 炉 注 水操 作・高 圧代 替 注水 系に よる 原 子炉 注水 操 作
サプレッション・プール水温度
32℃到達

Ⅰ

取水機能喪失の確認 ※ ４ ， ５（約 2 時 間 ）低圧 代替 注 水系 （常 設） 以 外に よる 原 子 炉注 水操 作・代 替循 環 冷却 系に よる 原 子炉 注水 操 作
・制 御棒 駆 動水 圧系 によ る 原子 炉注 水 操 作
・ほ う酸 水 注入 系に よる 原 子炉 注水 操 作
・消 火系 （ ディ ーゼ ル駆 動 ）に よる 原 子 炉注 水操 作
・補 給水 系 によ る原 子炉 注 水操 作
・可 搬型 代 替注 水中 型ポ ン プを 用い た 低 圧代 替注 水 系（可 搬型 ） によ る原 子炉 注 水操 作

サプレッション・プール水温度
65℃到達

逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作 ※ ７

原子炉水位不明
でないことの確認 ※８

可搬 型代 替 注水 中型 ポン プ を用い た低 圧 代替 注水 系
（可 搬型 ） の起 動準 備操 作

残留熱除去系海水系の回 復操 作

常設低圧代替注水系ポンプを用いた
低圧代替注水系（常設）の起動準備操作 ※ ５ ， ６

水位不明

Ⅱ

緊急 用海 水 系を 用い た
海水 通水 操 作 ※ ５ ， １ １

原子 炉満 水 操作 ※ ９

水位不明ではない

原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（常設））※１０（約 13 時間 ）※５ ，１ １，１２

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 熱操 作

残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱を継続する。また，機能喪失している設備の復旧に努めるとともに，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）により冷温停止状態とする。

Ⅲ

残留 熱除 去 系以 外に よる 格 納容 器除 熱 又 は格 納容 器 冷却 操作・代 替循 環 冷却 系に よる 格 納容 器除 熱 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
・可 搬型 代 替注 水中 型ポ ン プを 用い た 代 替格 納容 器 スプ レイ 冷却 系
（可 搬型 ） によ る格 納容 器 冷却 操作
・消 火系 に よる 格納 容器 冷 却操 作
・補 給水 系 によ る格 納容 器 冷却 操作
・ド ライ ウ ェル 内ガ ス冷 却 装置 によ る 格 納容 器除 熱 操作

Ⅳ

【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
技術 基準 上 の全 ての 要求 事 項を 満た す こ とや 全て の プラ ント 状況 に おい て使 用 す るこ とは 困 難で ある が， プ ラン ト状 況 に よっ ては ， 事故 対応 に有効な 設備 と なる 代替 循環 冷 却系 ，制 御 棒 駆動 水圧 系 ，ほ う酸 水注 入 系， 消火 系 ， 補給 水系 及 び可 搬型 代替 注 水中 型ポ ン プ を用 いた 低 圧代 替注 水系（可 搬型 ） によ る原 子炉 注 水も 実施 可 能 であ る。
Ⅲ
技術 基準 上 の全 ての 要求 事 項を 満た す こ とや 全て の プラ ント 状況 に おい て使 用 す るこ とは 困 難で ある が， プ ラン ト状 況 に よっ ては ， 事故 対応 に有効な 設備 と なる 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。
Ⅳ
代替 循環 冷 却系 ，常 設低 圧 代替 注水 系 ポ ンプ を用 い た代 替格 納容 器 スプ レイ 冷 却 系（ 常設 ） 及び 可搬 型代 替 注水 中型 ポ ン プを 用い た 代替 格納 容器
スプ レイ 冷 却系 （可 搬型 ） によ る格 納 容 器ス プレ イ も実 施可 能で あ る。
技術 基準 上 の全 ての 要求 事 項を 満た す こ とや 全て の プラ ント 状況 に おい て使 用 す るこ とは 困 難で ある が， プ ラン ト状 況 に よっ ては ， 事故 対応 に有効な 設備 と なる 消火 系及 び 補給 水系 に よ る格 納容 器 スプ レイ 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 よる 格 納 容器 圧力 等 の上 昇の 緩和 も 可能 であ る 。

第 2.4.1−2 図

崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）の対応手順の概要

2.4.1-32

崩 壊熱 除去 機 能喪 失 （取 水機 能 が喪 失 し た 場合 ）経過 時 間（ 分）
0

10

20

30

40

50

60

70

80

90

100

110

備 考

実施個所・必要要員数

事象 発生【 】は他作業後移動してきた要員

責任者

当直発電長

1人

原子 炉ス ク ラム
中央監視
運転操作指揮約20秒

原 子炉 水位 異常 低 下（ レベ ル ２ ）設 定点 到 達

操作の内容

操作項目
補佐

当直副発電長1人

運転操作指揮補佐

指揮者等

災害対策要員
（指揮者等）

4人

初動での指揮発電所内外連絡

当直運転員(中央制御室)

当直運転員
(現場)

プラント 状 況判 断

重大事故等対応要員(現場)●原 子 炉ス クラ ム の 確 認●タ ー ビン 停止 の 確 認●外 部 電源 喪失 の 確 認

状況判断

2人
A，B

外部電源喪失の確認
及び非常用ディーゼ
ル発電機等の停止確
認は，外部電源がない場合に実 施する

●給 水 流量 全喪 失 の 確 認
−

10 分

−
●再 循 環系 ポン プ ト リ ップ の 確認
●主蒸気隔離弁閉止及び逃がし安全弁（安全弁機能）による原 子 炉圧 力制 御 の 確 認●非常用ディーゼル発電機等の停止確認●原 子 炉隔 離時 冷 却 系 の自 動 起動 の確 認

原子炉水位の調整操作（原子炉隔離時冷却
系）

【1人】
A

−

● 原子 炉隔 離 時冷 却 系 に よる 原子 炉 注 水の調 整 操 作−−●高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機の手動起動操作（失 敗 ）

1分−−●非 常 用デ ィー ゼ ル 発 電機 の 手動 起動 操 作（ 失 敗 ）

2分

−

−

2人
a， b

●電源回復操作

【1人】
B

−

−

●常 設 代替 高圧電 源 装置 2台の 起動 操作 及 び 緊 急 用母 線の 受
電操作

【1人】
B

−

−

●非常用母線の受電準備操作(中央制御室）

−

2人
C，D

−

●非常用母線の受電準備操作(現場）

常設代替高圧電源装置
による非常用母線の受
電操作

【1人】
B

−

−

取水機能喪 失の確認

【1人】
B

−

−

● 残留 熱除 去 系海 水 系 の 手動 起動 操 作 （失敗 ）残留熱除去系海水系の
回復操作

−

【2人】
C， D

−

●残留熱除去系海水系の回復操作，失敗原因調査

常設低圧代替 注水 系ポンプを用いた 低圧 代替
注水系（常設 ）の 起動
操作

【1人】
A

−

−

●常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の系統構成操作及び起動操作

可搬型代替注 水中 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

−

−

8人
c〜j

●可搬型代替注水中型ポンプの移動，ホース敷設等の操作

早期の電源回復不能の確認

電源確保操 作対応
常設代替高圧 電源 装置による緊急用 母線 の受
電操作
常設代替高圧電源装置
による非常用母線の受
電準備操作

【1人】
A
【1人】
B

−

原子 炉 水位 を原 子 炉 水 位低 （ レベ ル３ ） 設定 点 か ら原 子炉 水 位高 （レ ベ ル８ ） 設定 点の 間 に維 持

解析上考慮 しない
外部電源がない場合に実施する
解析上考慮 しない
外部電源がない場合
に実施する

適宜 実施

外部電源がない場合
に実施する

4分
35 分

8分

●常設代替高圧電源装置3台の追加起動操作

外部電源がない場合
に実施する

5分

●非常用母線の受電操作

第 2.4.1−3 図

外部電源がない場合
に実施する

75 分

4分

適宜 実施

解析上考慮 しない

3分

170 分

崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）の作業と所要時間（1／2）

2.4.1-33

解析上考慮 しない

崩 壊熱 除去 機 能喪 失 （取 水機 能 が喪 失 し た 場合 ）経過 時 間（ 時間 ）
0

4

8

12

16

20

24

28

32

36

40

44

48

備 考

事象 発生

約2時 間

サ プレ ッ ショ ン・ プー ル 水温 度 65℃

実施個所・必要要員数【 】は他作業後移動してきた要員

操作項目

操作の内容

約13時間

当直運転員
(中央制御室)

当直運転員
(現場)

重大事故等対応要員(現場)

原子炉水 位の 調整
操作（原 子炉 隔離
時冷却系）

【1人】
A

−

−

●原子炉隔離時冷却系による原子炉注水の調整操作

常設低圧 代替 注水系ポンプ を用 いた
低圧代替注水系（常設） の起 動操
作

【1人】
A

−

−

●常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧
代替 注 水 系 （ 常設 ） によ る 原 子 炉 注水 の系統構成操作及び起動操作

3分

逃がし安 全弁 （自動減圧機 能） の手動による 原子 炉減
圧操作

【1人】
B

−

−

●逃 がし 安全弁（ 自動 減圧機 能）7個の 手動
開放操作

1分

原子炉 水位 の調 整
操作 (低 圧 代替 注
水系（常設）)【 1 人】
A

緊急用海 水系 を用いた残留 熱除 去系（低圧注 水系 ）による原子 炉注 水操
作並びに 残留 熱除去系（格 納容 器ス
プレイ冷 却系 ）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によ る格 納容器除熱操作

使用済燃 料プ ールの冷却操作●常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧
代替 注 水 系 （ 常設 ） によ る 原 子 炉 注水 の調整操作

取水機能喪失の確認後に実施する

原子 炉 水位 を原 子 炉 水位低 （ レ ベル３ ） 設 定点 か ら
原子 炉 水位 高（ レ ベ ル８） 設 定 点の間 に 維 持す る

20 分

●緊急用海水系による海水通水の系統構成
操作 及 び起 動操 作

【 1 人】
A−−

2分●残留熱除去系（低圧注水系）の起動操作●残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉 注水 並 び に 残 留熱 除 去 系 （ 格 納 容 器 ス
プ レイ 冷 却 系 ） 又は 残 留 熱 除 去 系 （ サ プ
レ ッシ ョ ン ・ プ ール 冷 却 系 ） に よ る 格 納容器除熱の交互運転操作【 1 人】
A−−

原子 炉水 位 高（ レベ ル８ ） 設定 点に て 格 納容 器ス プ レイ 又は サプ レ ッシ ョン ・ プ ール 冷却 運 転へ の切 替操 作 を実 施し ，
原子 炉水 位 低（ レベ ル３ ） 設定 点に て 原 子炉 注水 へ の切 替え 操作 を 実施 する●常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃
料プ ー ル 注 水 系（ 注 水ラ イ ン ） を 使用 した使用済燃料プールへの注水操作

−

−

8人
c〜j

必要要員合計

2人
A， B

2人
C， D

10人
a〜j

●可搬型代替注水中型ポンプの移動，ホース敷設等の操作

第 2.4.1−3 図

解析上考慮 しない
スロッシングによる水位低下がある場合は代替燃
料プール冷却系の起動までに実施す る

適宜 実施

15 分

●代替燃料プール冷却系の起動操作
可搬型代 替注 水中型ポンプ を用 いた
低圧代替注水系（可搬型 ）の 起動
準備操作

格納 容器 圧力 279kPa［gage］ 到達

170 分

解析上考慮 しない
約 25時 間 後 ま で に 実 施 する

解析上考慮 しない

崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）の作業と所要時間（2／2）

2.4.1-34

10

原子炉隔離時冷却系の起動／停止により炉内の蒸気発生量が増減するため，圧力の低下／上昇を繰り返し，圧力上昇時は逃がし安全弁（安全弁機能）の開閉により圧力は制御される（原子炉への注水中は，原子炉圧力が降下する。崩壊熱の減少に伴い，圧力の低下幅が大きくなる）（最高値：約 7.79MPa[gage]）

8
逃がし安全弁（自動減圧機能）
7 個による手動減圧（約 2 時間）

原子炉圧力

主蒸気隔離弁閉止による原子炉圧力上昇6(MPa[abs])
MPa[abs]）

4

2

0
0

1

2

3

4

5

(h)
事故後の時間（ｈ）
SA3NT2LOF99AH4PR000

第 2.4.1−4 図

原子炉圧力の推移

20

原子炉水位（シュラウド内 外水位）

原子炉隔離時冷却系の起動／停止による
原子炉水位の維持

常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動／停止による水位制御シュラウド内（炉心上部プレナム）

15

レベル 8
レベル 3
レベル 2
シュラウド外10

レベル 1
燃料有効長頂部
シュラウド内（高出力燃料集合体）
原子炉減圧による蒸気流出に伴う水位低下（約 2 時間）
燃料有効長底部

5

シュラウド内（炉心下部プレナム）

(m)

0
0

1

2

3

4

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2LOF99AH4PR000

第 2.4.1−5 図※

原子炉水位（シュラウド内外水位）の推移 ※シュラウド内外水位はボイドを含む場合は，二相水位を示している。

2.4.1-35

5

2000

1500

注水流量

原子炉隔離時冷却系による注水（原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間に維持するよう注水）

1000

３
(m）
／h)

常設低圧代替注水系ポンプを用いた
低圧代替注水系(常設)による注水

500

0
0

1

2

3

4

5

(h)
事故後の時間（ｈ）
SA3NT2LOF99AH4PR000

第 2.4.1−6 図

注水流量の推移

5000

4000

蒸気流量
蒸気流量

逃がし安全弁（自動減圧機能）
7 個開放による原子炉減圧（約 2 時間）

3000

t/h）
(t／h)

2000

逃がし安全弁（安全弁機能）（原子炉圧力制御）

1000

0
0

1

2

3

4

(h)
事故後の時間（ｈ）
SA3NT2LOF99AH4PR000

第 2.4.1−7 図

逃がし安全弁からの蒸気流出流量の推移

2.4.1-365

500

原子炉圧力容器内の保有水 量

原子炉圧力容器内の保有水量

（ｔ）
(t)

逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個開放による水量減少（減圧と同時に原子炉隔離時冷却系が停止することを想定）（約 2 時間）400

常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動／停止による水量増減

原子炉隔離時冷却系の起動／停止による水量増減

300

200

100

0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2LOF99AH4PR000

第 2.4.1−8 図

原子炉圧力容器内の保有水量の推移

1200（最高値：初期値（約 309℃）以下にとどまる）

1000

燃料被覆管 温度

燃料被覆管温度

℃）
(℃)

800

600
原子炉圧力変化に応じて飽和温度が変化し，燃料被覆管温度もこれに追従して変化を繰り返す

400

原子炉減圧による飽和温度の低下

200

0
0

1

2

3

4

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2LOF99AH4PR000

第 2.4.1−9 図

燃料被覆管温度の推移

2.4.1-375

1.0E+6
核沸騰冷却(ボイド率に対応した値)

1.0E+5熱伝達係 数

1.0E+4

1.0E+3２(W／(mK)）・K))
1.0E+2

1.0E+1

1.0E+0
0

1

2

3

4

5

(h)
事故後の時間（ｈ）
SA3NT2LOF99AH4PR000

第 2.4.1−10 図

燃料被覆管最高温度発生位置における熱伝達係数の推移

1.2

1

原子炉減圧に伴うボイド率増加（約 2 時間）

ボイド率

常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動／停止によるボイド率増減

0.8

0.6
原子炉隔離時冷却系の起動／停止に伴うボイド率増減

(−)
0.4

0.2

0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2LOF99AH4PR000

第 2.4.1−11 図

燃料被覆管最高温度発生位置におけるボイド率の推移

2.4.1-38

1.2

原子炉減圧に伴うボイド率増加（約 2 時間）

1

ボイド率

ボイド率

常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動／停止によるボイド率増減0.8
原子炉隔離時冷却系の起動／停止に伴うボイド率増減

0.6

（−）
(−)
0.4

0.2

0
0

1

2

3

4

5

(h)
事故後の時間（ｈ）
SA3NT2LOF99AH4PR000

第 2.4.1−12 図

高出力燃料集合体におけるボイド率の推移

1.2

1

ボイド率

ボイド率

0.8

0.6
原子炉減圧に伴うボイド率増加（約 2 時間）

（−）
(−)
0.4

原子炉隔離時冷却系の起動／停止に伴うボイド率増減

常設低圧代替注水系ポンプを用いた
低圧代替注水系(常設) による原子炉
注水により未飽和となりボイド消滅

0.2

0
0

1

2

3

4

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2LOF99AH4PR000

第 2.4.1−13 図

炉心下部プレナムにおけるボイド率の推移

2.4.1-395

10000
GEMP731
ORNL3626
ORNL3626(照射)燃 料被 覆管 の最 高温 度 及 び
円周方向応力の最高値

GEMP683
GEVNC(0.56℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(2.8 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(5.6 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(0.56℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

1000

円 周 方 向 の 応 力

GEVNC(2.8 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(5.6 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

円

NUREG-0630,DATA F(ORNL)周NUREG-0630,DATA H(KfK FABIOLA)NUREG-0630,DATA I(ORNL)

方NUREG-0630,DATA J(KfK)

向の

KfK(0.8〜1.6K/s)(REBEKA Single Rod)JNES(内圧破裂試験)

100

NFI他(内圧破裂試験)

応

ベストフィット曲線

力

平均値−２σ曲線

2(N/mm(N／mm)２ )

10

1
0

100

200

300

400

500

600

700

800

900

1000

1100

1200

1300

1400

1500

1600

燃 料 被 覆 管 温 度 (℃)

第 2.4.1−14 図

燃料被覆管破裂が発生した時点の燃料被覆温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係

2.4.1-40

0.8
ドライウェル

原子炉減圧に伴う格納容器圧力上昇（約 2 時間）

格納容器圧 力

格
納
容
器
圧
力

サプレッション・チェンバ0.6

格納容器圧力 279kPa[gage]到達にて残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器除熱を実施（約 13 時間）
0.4

最高値：約 0.28MPa[gage]（約 13 時間）

(MPa[gage])(MPa[gage])

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
への切り替え（13.7kPa[gage]到達時）
ベント管の水没長さ分の水頭圧によるドライ
ウェルとサプレッション・チェンバの圧力差

0.2

0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)第 2.4.1−15 図

格納容器圧力の推移

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）への切替後，原子炉圧力容器からの放熱の影響により上昇傾向となるが，原子炉減圧後の原子
炉圧力容器温度より若干低い温度（100℃程度）で平衡状態となる
300

格納容器雰囲気温 度(℃)

ドライウェル温度は以下により初期温度から急激に上昇する
・主蒸気隔離弁の閉止による原子炉圧力及び原子炉内飽和温度の上昇
・ドライウェル冷却装置の停止
200

ドライウェルサプレッション・チェンバ

残 留熱除去 系（格納 容器スプレ イ冷却系 ）作動による温度低下（約 13 時間）
最高値：約 141℃
（約 13 時間）)100

原子炉減圧に伴い原子炉内飽和温度が低下することで，圧力容器壁面（内表面）
温度が低下し，熱伝導の遅れを伴って，圧力 容器外表面の温度も低下すること
で，格納容器気相部温度が低下する。また，格納容器気相部から壁面への伝熱により，格納容器気相部温度が低下する

0
0

24

48

72

96

120

事故後の時間(h)原子炉減圧に伴い，原子炉内の蒸気が流入することによる温度上昇

第 2.4.1−16 図

格納容器雰囲気温度の推移

2.4.1-41

144

168

20

サプレッション・ プール水位

ベントライン（約 15m）
15通常水位＋6.5m（約 13.5m）
通常水位＋5.5m（約 12.5m）

10

ー

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ

ル
水
位

外部水源である常設低圧代替注水ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水により逃がし安全弁を介し原子炉内の蒸気が流入するため水位が上昇

5

（m）

(m)

0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TW--GG5P000

第 2.4.1−17 図

サプレッション・プール水位の推移

300

サプレッション・ プール水温度

200

ー

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による格納容器スプレイ作動による温度低下（約 13 時間）
最高値：約 134℃
（約 13 時間）

ル
水
温
度

100

逃がし安全弁を介し原子炉内の蒸気が流入することで水温が上昇（約 2 時間）

（℃）
(℃)
0
0

24

48

72

96

120

144

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TW--GG5P000

第 2.4.1−18 図

サプレッション・プール水温度の推移

2.4.1-42168

第 2.4.1−1 表

崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）における重大事故等対策について（1／4）

操作及び確認手

原子炉スクラムの確認

・原子炉がスクラムしたことを確認する。

原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認・原子炉水位が，原子炉水位異常低下（レベル２）設定点に到達したことを確認する。
・原子炉隔離時冷却系が自動起動したことを確認する。
・主蒸気隔離弁が閉止し，逃がし安全弁（安全弁機能）により原子炉圧力が制御されていることを確認する。
・再循環系ポンプがトリップしたことを確認する。

2.4.1-43

原子炉水位の調整操作（原子炉隔離時冷却系）

取水機能喪失の確認

順

常設設備
−
原子炉隔離時冷却系＊

サプレッション・チ
ェンバ ＊125V 系蓄電池
主蒸気隔離弁 ＊ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環系ポンプトリップ機
能）逃がし安全弁（安全弁機能） ＊
原子炉隔離時冷却系

重大事故等対処設備
可搬設備
計装設備
−
平均出力領域計装 ＊起動領域計装 ＊−原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉隔離時冷却系系統流量 ＊原子炉圧力 ＊
原子炉圧力（ＳＡ）−
原子炉水位（広帯域） ＊・原子炉隔離時冷却系の起動により，原子炉注水＊が開始され，原子炉水位が回復したことを確認
原子炉水位（燃料域） ＊サプレッション・チ
原子炉水位（ＳＡ広帯域）する。
・原子炉隔離時冷却系により，原子炉水位を原子 ェンバ ＊原子炉水位（ＳＡ燃料域）
炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高 125V 系蓄電池
原子炉隔離時冷却系系統流量 ＊（レベル８）設定点の間に維持する。
・サプレッション・プール水温度が 32℃以上であ 常 設 代 替 高 圧 電 源 装 −サプレッション・プール水温ることを確認する。
置度＊
残留熱除去系海水系系統流量 ＊・中央制御室からの遠隔操作によりサプレッショ 軽油貯蔵タンク
ン・プールの冷却を試みるが，残留熱除去系海Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧 ＊Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧 ＊水系の起動に失敗したことを確認する。
・以上により，取水機能喪失を確認する。
・外部電源が喪失している場合は，常設代替高圧
電源装置から緊急用母線を介して非常用母線を受電する。
＊ 既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 2.4.1−1 表

崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）における重大事故等対策について（2／4）

操作及び確認手順

常設設備

2.4.1-44

残留熱除去系海水系の回復操
作
常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動操作・取水機能喪失の確認後，残留熱除去系の回復操作を実施する。
・取水機能喪失に伴う低圧注水機能喪失の確認後，常設低圧代替注水系ポンプを用いた
低圧代替注水系（常設）を起動する。

可搬型代替注水中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
逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作・取水機能喪失に伴う低圧注水機能喪失の確認後，可搬型代替注水中型ポンプ準備及びホース敷設等を実施する。
・サプレッション・プール水温度がサプレッ
ション・プール熱容量制限（原子炉が高圧の 場 合 は 65℃ ） に 到 達し た こ と を 確 認 する。
・常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代
替注水系（常設）の起動準備操作の完了
後，逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個の手動開放により，原子炉減圧を実施する。
＊−
常設低圧代替注水系ポンプ
代替淡水貯槽
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク
西側淡水貯水設備

逃がし安全弁（自動減圧機能） ＊非常用窒素供給系
高圧窒素ボンベ
125V 系蓄電池

重大事故等対処設備
可搬設備
−
−

計装設備

−

常 設 低圧代替 注水系 ポンプ
吐出圧力

可搬型代替注水中型ポンプ−−サプレッション・プール水
温度 ＊原子炉圧力 ＊
原子炉圧力（ＳＡ）：有効性評価上考慮しない操作
既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 2.4.1−1 表
操作及び確認
原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（常設））

2.4.1-45

緊急用海水系を 用いた海
水通水操作

緊急用海水系を 用いた残留熱除去系（低圧注水系）による原子 炉注水操
作並びに残留熱除去系（格納容器スプ レイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッショ ン・プー
ル冷却系）によ る格納容器除熱操作

崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）における重大事故等対策について（3／4）
手順

・原子炉減圧により常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）からの原子炉注水が開始され，原子炉水位が回復したことを確認する。
・原子炉隔離時冷却系が停止したことを確認する。
・原子炉水位回復後は，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間に維持する。
・取水機能喪失の確認後，緊急用海水系を起動する。

＊

緊急用海水系
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク−

緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）
緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）
原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域）
残留熱除去系系統流量 ＊低圧代替注水系原子炉注水流量
サプレッション・チェンバ圧
力＊
ドライウェル圧力 ＊サプレッション・プール水温度＊

残留熱除去系（低圧注 −水系） ＊サプレッション・チェ
ンバ ＊残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系） ＊残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系） ＊緊急用海水系
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク
既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

・緊急用海水系の起動後，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）を起動する。
・常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替
注水系（常設）による原子炉注水を停止し，残留熱除去系による原子炉注水に切り替える。
・以降，残留熱除去系により原子炉注水及び格納容器除熱を交互に実施しつつ，原子炉水位
を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子
炉水位高（レベル８）設定点の間に維持する。
＊

重大事故等対処設備
常設設備
可搬設備
計装設備
原子炉水位（広帯域） ＊常設低圧代替注水系ポ −
原子炉水位（燃料域） ＊ンプ
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
代替淡水貯槽
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
常設代替高圧電源装置
低圧代替注水系原子炉注水流
軽油貯蔵タンク量
代替淡水貯槽水位
原子炉隔離時冷却系系統流量

第 2.4.1−1 表
操作及び確認

崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）における重大事故等対策について（4／4）
手順

残留熱除去系（ 原子炉停止時冷却系）に よる冷温
停止操作

・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。

使用済燃料プー ルの冷却操作

・代替燃料プール冷却系等を用いて使用済燃料
プールへの注水及び冷却を実施する。
＊

常設設備
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系） ＊緊急用海水系
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク−

重大事故等対処設備
可搬設備
計装設備
−
原子炉圧力 ＊
原子炉圧力（ＳＡ）
残留熱除去系系統流量 ＊−−：有効性評価上考慮しない操作
既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

2.4.1-46

第 2.4.1−2 表
項

主要解析条件（崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合））（1／6）

目

解析コード
原子炉熱出力原子炉圧力（圧力容器ドーム部）

主要解析条件

条件設定の考え方

原子炉側：ＳＡＦＥＲ
格納容器側：ＭＡＡＰ
3,293MW

定格熱出力を設定

6.93MPa[gage]

定格圧力を設定

本重要事故シーケンスの重要現象を評価できる解析コード

炉心流量

通常運転水位（セパレータ
スカート下端から＋126 ㎝）
48,300ｔ／h

定格流量を設定

炉心入口温度

約 278℃

熱平衡計算による値

炉心入口サブクール度

約 9℃

熱平衡計算による値

燃９×９燃料（Ａ型）

原子炉水位

初期条件

2.4.1-47

料

燃料棒最大線出力密度44.0kW／m

原子炉停止後の崩壊熱

ANSI／ANS-5.1-1979（燃焼度 33GWd／t）

格納容器圧力5kPa[gage]

ドライウェル雰囲気温度

57℃

通常運転水位を設定

９×９燃料（Ａ型）と９×９燃料（Ｂ型）は，熱水力的な特性はほぼ同等であり，その他の核的特性等の違いは燃料棒最大線出力密度の保守性に包含されることから，代表的に９×９燃料（Ａ型）を設定
初期の燃料棒線出力密度が大きい方が燃料被覆管温度の観点で厳しい設定となるため，保安規定の運転上の制限における上限値を設定
崩壊熱が大きい方が原子炉水位低下及び格納容器圧力上昇の観点で厳しい設定となるため，崩壊熱が大きくなる燃焼度の高い条件として，1 サイク
ルの運転期間（13 ヶ月）に調整運転期間（約 1 ヶ月）を考慮した運転期間に対応する燃焼度を設定
格納容器圧力の観点で厳しい高めの設定として，通常運転時の圧力を包含する値を設定ドライウェル内ガス冷却装置の設計温度を設定

第 2.4.1−2 表
項

主要解析条件（崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合））（2／6）

目

初期条件

格納容器体積（ドライウェル）格納容器体積（サプレッション・チェン
バ）
サプレッション・プール水位

2.4.1-48

サプレッション・
プール水温度ベント管真空破壊装置
作動差圧

主要解析条件

条件設定の考え方

5,700m３

設計値を設定空間部：4,100m３
液相部：3,300m３

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

6.983m（通常水位−4.7cm）

サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プー ルで の 圧 力 抑 制 効 果 が 厳 し く な る 低 め の 水 位 と して，保安規定の運転上の制限における下限値を設定
サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プー ルで 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

32℃

事故条件

3.45kPa（ドライウェル−サプ
レッション・チェンバ間差圧）

設計値を設定起因事象

給水流量の全喪失

運転時の異常な過渡変化の中で原子炉水位の急速な低下に伴い，原子炉ス
ク ラ ム ， 高 圧 注 水 機能 の自 動 起 動 ， 主 蒸 気 隔 離 弁 の 閉 止 等 が 発 生 す る ため，事象発生後の状況判断における余裕時間の観点で厳しい給水流量の全喪失を設定

安全機能の喪失に対する仮定

崩壊熱除去機能喪失

取水機能の喪失による崩壊熱除去機能喪失を設定

外部電源あり外部電源がある場合，原子炉スクラムは，原子炉水位低（レベル３）信号に て 発 生 し ， 再 循 環系 ポン プ ト リ ッ プ は ， 原 子 炉 水 位 異 常 低 下 （ レ ベ ル２）信号にて発生する。このため，原子炉スクラムまでは原子炉出力が高く維持され，原子炉水位の低下が大きくなることで，炉心の冷却の観点で厳しくなる外部電源ありを設定

外部電源

第 2.4.1−2 表
項目

主要解析条件

原子炉スクラム

原子炉水位低（レベル３）信号（遅れ時間：1.05 秒）

設計値を設定主蒸気隔離弁

原子炉水位異常低下（レベル２）信号で閉止設計値を設定ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環系ポンプ
トリップ機能）原子炉水位異常低下（レ ベル２）信号で全台トリップ

設計値を設定重大事故等対策に関連する機器条件

2.4.1-49

重
大
事
故
等
対
策
に
関
連
す
る
機
器
条
件

主要解析条件（崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合））（3／6）

逃がし安全弁（原子炉圧力制御時）
安全弁機能
7.79MPa［gage］×2 個，385.2t／h（1 個当たり）8.10MPa［gage］×4 個，400.5t／h（1 個当たり）8.17MPa［gage］×4 個，403.9t／h（1 個当たり）8.24MPa［gage］×4 個，407.2t／h（1 個当たり）8.31MPa［gage］×4 個，410.6t／h（1 個当たり）（原子炉手動減圧操作時）
逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個を開放すること
による原子炉減圧＜原子炉圧力と逃がし安全弁蒸気流量の関係＞

条件設定の考え方

設計値を設定なお，安全弁機能は逃がし弁機能に比べて原子炉圧力が高めに維持され，原子炉減圧操作時に原子炉圧力が所定の圧力に到達するまでの時間が遅くなるため，事象発生初期において高圧注水機能が喪失し低圧注水機能を用いて原子炉注水を実施する事故シーケンスにおいては，評価項目に対して厳しい条件となる

逃がし安全弁の設計値に基づく原子炉圧力と蒸気流量の関
係から設定

目

2.4.1-50

重 大 事 故 等 対 策 に 関連 す る 機 器 条 件

原子炉隔離時冷却系

低圧代替注水系（常設）

主要解析条件

条件設定の考え方

原 子炉 水位 異常低下 （レベ ル２ ）信 号に て自 動
起動
原 子炉 水位 が原子炉 水位高 （レ ベル ８） 設定 点
ま で回 復し た以降は 原子炉 水位 を原 子炉 水位 低（ レベ ル３ ）設定点 から原 子炉 水位 高（ レベ ル
８）設定点の範囲に維持
原 子炉 減圧 時の常設 低圧代 替注 水系 ポン プを 用
い た低 圧代 替注水系 （常設 ）に よる 原子 炉水 位
回 復性 能を 確認する 観点で ，原 子炉 減圧 操作 と同時に注水停止

設計値を設定原子炉隔離時冷却系は，タービン回転数制御により原子炉圧力によらず一定の流量にて注水する設計となっている

・注水特性：136.7.7m ３ ／h
・注水圧力：1.04
1.04MPa[gage]〜7.86MPa[gage]
原 子炉 水位 が原子炉 水位高 （レ ベル ８） 設定 点
ま で回 復し た以降は 原子炉 水位 を原 子炉 水位 低（ レベ ル３ ）設定点 から原 子炉 水位 高（ レベ ル
８）設定点の範囲に維持
残 留熱 除去 系の準備 完了後 ，原 子炉 水位 高（ レベル８）に到達した時点で注水停止（原子炉注水単独時）
最小流量特性（2 台）
・注水流量：0m ３ ／h〜378m ３ ／h
・注水圧力：0MPa[dif]MPa[dif]〜2.38MPa[dif]原 子 炉 圧 力 （ MPa[gage]）項

主要解析条件（崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合））（4／（ ／6）流 量 （ m ３ /h）

機器設計上の最小要求値である最小流量特性を設定
4.0

3.0
原 子炉圧 力（ MPa[dif]）

第 2.4.1−2 表

2.0

1.0

0.0
0

100

200

300
流量（m3 /h）

400

500

第 2.4.1−2 表
項目

主要解析条件（崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合））（5／6）
主要解析条件

条件設定の考え方
機器設計上の最小要求値である最小流量特性を設定

2.4.1-51

最小流量特性
注水流量：0m３ ／h〜1,676m３ ／h
注水圧力：0MPa[dif]〜1.55MPa[dif]

4.0

3.0
原子炉圧力（MPa[dif]）

重大事故等対策に関連する機器条件

残留熱除去系（低圧注水系）

原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の範囲に維持し，原子炉注水停止中に格納容器スプレイ
を実施

2.0

1.0

0.0
0

200

400

600

800

1000

1200

1400

1600

1800

2000

流量（m3/h）

残留熱除去系（格納容器スプ
レイ冷却系）

緊急用海水系

格納容器スプレイ実施中に格納容器圧力が13.7kPa[gage] に 到 達 し た 時 点 で サ プ レ ッ シ ョン・プール冷却運転に切替え
設計値を設定スプレイ流量：1.9×10３ m３ ／h（95％：ドライウェル，5％：サプレッション・チェンバ）
伝熱容量：約 24MW
(サプレッション・プール水温度 100℃，海水温
度 32℃において)熱交換器の設計性能に基づき，残留熱除去系の除熱性能を厳しくする観点で，過去の実績を包含する高めの海水温度を設定

第 2.4.1−2 表
項目

2.4.1-52

重大事故等対策に関連する操作条件

逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替
注水系（常設）による原子炉注水操作）

緊急用海水系を用いた残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作並びに残留熱除去系（格納容器ス
プレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・
プール冷却系）による格納容器除熱操作主要解析条件（崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合））（6／6）
主要解析条件

条件設定の考え方

サプレッション・プール水温度 65℃到達時

運転手順に基づき，サプレッション・プール熱容量制限を踏まえて設定格納容器圧力279kPa[gage]到達時

実際には残留熱除去系の起動準備が完了した時点で，サプ
レッション・プール水温度が 32℃を超過している場合はサプレッション・プール冷却モード運転，格納容器圧力が245kPa[gage]を超過している場合は格納容器スプレイモー
ド運転を実施するが，余裕時間を確認する観点で，評価上は格納容器圧力が代替格納容器スプレイの実施基準である279kPa[gage]に到達した時点で格納容器スプレイモード運転を開始するものと設定
また，残留熱除去系による格納容器除熱の開始後に，原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）設定点に到達した時点
で常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を停止し，以降は残留熱除去系による原子炉注水により原子炉水位を維持する

添付資料 2.4.1.1
安定状態について（崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合））

崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）時の安定状態については，
以下のとおり。
原子炉安定停止状態：事象発生後，設計基準事故対処設備又は重大事故等対処設備を用いた炉心冷却が維持可能であり，また，冷却のための設備がその後も機能維持でき，かつ，必要な要員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合に安定停止状態が確立されたものとする。
格納容器安定状態 ：炉心冷却が維持された後に，設計基準事故対処設備又は重大事故等対処設備を用いた格納容器除熱により格納容器圧力及び温度が安定又は低下傾向に転じ，また，格納容器除熱のための設備がその後も機能維持でき，かつ，必要な要員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合に安定状態が確立されたものとする。
【安定状態の確立について】
原子炉安定停止状態の確立について
原子炉隔離時冷却系の原子炉注水により炉心冷却が維持される。サプレッション・プー
ル熱容量制限に到達後，原子炉を減圧し，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注
水系（常設）による原子炉注水を実施することで，引き続き炉心の冷却は維持され，原子炉安定停止状態が確立される。
格納容器安定状態の確立について
炉心冷却を継続し，緊急用海水系を用いた残留熱除去系による格納容器除熱を実施する
ことで，格納容器圧力及び雰囲気温度は安定 ※ 又は低下傾向となる。格納容器雰囲気温度
は 150℃を下回るとともに，ドライウェル雰囲気温度は，低圧注水継続のための逃がし安全弁の機能維持が確認されている 126℃を上回ることはなく，格納容器安定状態が確立される。
また，重大事故等対策時に必要な要員は確保可能であり，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
（※）残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）に切り替えると，原子炉圧力容器からの放熱の影響によりドライウェル雰囲気温度はわずかに上昇傾向となる。ただし，残留熱除去系による格納容器除熱は確立しており，長期的には減圧後の原子炉
圧力容器温度（100℃程度）より若干低い温度で平衡状態となることから，この状態も含め安定傾向とする。
【安定状態の維持について】
上記の炉心損傷防止対策を継続することにより安定状態を維持できる。
また，残留熱除去系の機能を維持し炉心冷却及び除熱を継続することで，安定状態の維持が可能となる。
（添付資料 2.1.2 別紙 1）

添付 2.4.1.1-1

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

第 1-1 表分類

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＳＡＦＥＲ）（1／2）

重要 現象

崩壊 熱

崩壊熱モデル

燃料棒表面熱伝達モデル

炉心

添付 2.4.1.2-1

燃料棒表面熱伝達，沸騰 遷移，気液熱 非平 衡解析モデル

燃料 被覆 管酸化燃料 被覆 管変形

ジルコニウム−
水反応モデル

膨れ・破裂評価モデル

不確 かさ

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

入力値に含 まれ る。
最確 条件 を 包 絡 で き る 条 件 を 設 定 す る こ と に より崩壊熱を 大き くす るよ う 考慮 して い る 。
TBL，ROSA-Ⅲ の 実 験 解 析 に お い て ， 熱 伝 達 係 数を低 めに 評 価 す る 可 能 性 が あ り ， 他 の 解 析 モ デルの 不確 か さ と 相 ま っ て コ ー ド 全 体 と し て ， ス
プレ イ冷 却 の な い 実 験 結 果 の 燃 料 被 覆 管 温 度 に比べて最大 50℃ 程 度高 めに 評 価す る。 ま た， 低
圧代 替注 水 系 に よ る 注 水 で の 燃 料 棒 冷 却 過 程 におけ る蒸 気 単 相 冷 却 又 は 噴 霧 流 冷 却 の 不 確 か さ
は＋20℃〜 ＋40℃程 度で あ る。
酸化 量及 び 酸 化 反 応 に 伴 う 発 熱 量 を よ り 大 き く
見積もる Baker-Just 式 によ る 計算 モデ ル を採 用しており， 保守 的な 結果 を 与え る。

「解 析 条件 を 最確 条 件と し た場 合 の 運転 員等 操 作時 間 及び 評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析 コ ード は ，炉 心 の冠 水 が維 持 さ れる 実験 解 析に お いて ， 燃料
被覆 管 温度 を ほぼ 同 等に 評 価す る 。 有効 性評 価 解析 で は， お おむ
ね炉 心 の冠 水 状態 が 維持 さ れて お り ，燃 料被 覆 管の 最 高温 度 は初
期値 以 下に と どま る こと か ら， 不 確 かさ は小 さ く， ま た， 事 象初期の原子炉注水は原子炉隔離時冷却系の自動起動により確保され， 燃 料被 覆 管温 度 を操 作 開始 の 起 点と する 運 転員 等 操作 は ないこと から ， 運転 員等 操作 時 間に 与え る 影 響は ない 。

解析コードは，炉心の冠水が維持される実験解析において，燃料被覆管温度をほぼ同等に評価する。有効性評価解析では，おおむ
ね炉心の冠水状態が維持されており，燃料被覆管の最高温度は初期値以下にとどまることから，評価項目となるパラメータに与える影 響は な い。

解析 コ ード は ，酸 化 量及 び 酸化 反 応 に伴 う発 熱 量の 評 価に つ いて
保守 的 な結 果 を与 え るた め ，燃 料 被 覆管 温度 を 高め に 評価 す る可能性 が ある 。 よっ て ，実 際 の燃 料 被 覆管 温度 は 低く な るが ， 事象
初期 の 原子 炉 注水 は 原子 炉 隔離 時 冷 却系 の自 動 起動 に より 確 保され， 燃 料被 覆 管温 度 を操 作 開始 の 起 点と する 運 転員 等 操作 は ないこと から ， 運転 員等 操作 時 間に 与え る 影 響は ない 。
有効 性 評価 解 析で は 炉心 の 冷却 は 維 持さ れ， 燃 料被 覆 管最 高 温度
は初 期 値を 上 回る こ とが な いこ と か ら， 燃料 被 覆管 の 破裂 判 定の不確 かさ が 運転 員等 操作 に 与え る影 響 は ない 。

解析コードは，酸化量及び酸化反応に伴う発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，燃料被覆管温度を高く評価することから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。ただし ，お お むね 炉心 部の 冠 水が 維持 さ れ る本 事故 シ ーケ ンス では ，
この 影響 は 小さ い。

膨れ ・破 裂 は ， 燃 料 被 覆 管 温 度 と 円 周 方 向 応 力に基 づい て 評 価 さ れ ， 燃 料 被 覆 管 温 度 は 上 述 のよう に高 め に 評 価 さ れ ， 円 周 方 向 応 力 は 燃 焼 期
間中 の変 化 を 考 慮 し て 燃 料 棒 内 圧 を 大 き く 設 定
し保 守的 に 評 価 し て い る 。 し た が っ て ， ベ ス ト
フィ ット 曲 線 を 用 い る 場 合 も 破 裂 の 判 定 は お お
むね保守的 とな る。

有効性評価解析では炉心の冷却は維持され，燃料被覆管最高温度
は初期値を上回ることがないことから，燃料被覆管の破裂判定の不確 かさ が 評価 項目 とな る パラ メー タ に 与え る影 響 はな い。

添付資料 2.4.1.2

第 1-2 表
分類

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＳＡＦＥＲ）（2／2）

重要 現象

炉心

沸騰・ボイド率変化，気 液 分離（水位変 化）・対向流，三次 元効果添付 2.4.1.2-2
原子炉圧力容器

沸騰・凝 縮・ボイ
ド率 変化 ，気液分
離（ 水位 変化）・
対向 流

解析モデル

二相流体の流動モデル

二相流体の流動モデル

冷却 材放 出（臨界流・ 差圧流）臨界流モデルECCS 注 水（給水系・代 替注水系含む。）

原子炉注水系モデル

不確 かさ

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

TBL，ROSA-Ⅲ，FIST-ABWR の 実験 解析 にお いて ，
二相 水位 変 化 は ， 解 析 結 果 に 重 畳 す る 水 位 振 動
成分 を除 い て ， 実 験 結 果 と お お む ね 同 等 の 結 果が得 られ て い る 。 低 圧 代 替 注 水 系 の 注 水 に よ る
燃料 棒冷 却 （ 蒸 気 単 相 冷 却 又 は 噴 霧 流 冷 却 ） の不確かさは ＋20℃〜 ＋40℃ 程度 であ る 。
また，原子 炉圧 力 の評 価に お いて ，ROSA-Ⅲで は，
2MPa より低 い圧 力で 系 統的 に圧 力 低下 を 早め に予測 する 傾 向 を 呈 し て お り ， 解 析 上 ， 低 圧 注 水系の起動タイミングを早める可能性が示される。 しか し ， 実 験 で 圧 力 低 下 が 遅 れ た 理 由 は ，
水面 上に 露 出 し た 上 部 支 持 格 子 等 の 構 造 材 の 温
度が 燃料 被 覆 管 か ら の 輻 射 や 過 熱 蒸 気 に よ り 上
昇し，LPCS スプ レイ の 液滴 で冷 却 され た 際に 蒸気が 発生 し た た め で あ り ， 低 圧 代 替 注 水 系 を 注
水手 段と し て 用 い る 本 事 故 シ ー ケ ン ス で は 考 慮する 必要 の な い 不 確 か さ で あ る 。 こ の た め ， 燃
料被 覆管 温 度 に 大 き な 影 響 を 及 ぼ す 低 圧 代 替 注
水系 の注 水 タ イ ミ ン グ に 特 段 の 差 異 を 生 じ る 可
能性はない と考 えら れる 。
下部 プレ ナ ム の 二 相 水 位 を 除 き ， ダ ウ ン カ マ の
二相 水位 （ シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 ） に 関 す る 不 確 かさを 取り 扱 う 。 シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 に つ い て は ，
燃料 被覆 管 温 度 及 び 運 転 員 操 作 の ど ち ら に 対 しても 二相 水 位 及 び こ れ を 決 定 す る 二 相 流 動 モ デルの 妥当 性 の 有 無 は 重 要 で な く ， 質 量 及 び 水 頭のバ ラン ス だ け て 定 ま る コ ラ プ ス ト 水 位 が 取 り
扱え れば 十 分 で あ る 。 こ の た め ， 特 段 の 不 確 かさを考慮す る必 要は ない 。
TBL，ROSA-Ⅲ，FIST-ABWR の 実験 解析 にお いて ，
圧力 変化 は 実 験 結 果 と お お む ね 同 等 の 解 析 結 果が得 られ て お り ， 臨 界 流 モ デ ル に 関 し て 特 段 の不確かさを 考慮 する 必要 は ない 。

運転 操 作は シュ ラ ウド 外 水位 （原 子 炉水 位計 ） に基 づく 操 作で あるこ と から ，運 転 員等 操 作時 間に 与 える 影響 は 原子 炉圧 力 容器 の分類 にて 示 す。

解析 コー ド は ，燃 料被 覆 管温 度に 対し て ，解析 結果 に 重畳 する 水位 振 動 に 伴 う 燃 料 棒 冷 却 の 不 確 か さ の 影 響 を 考 慮 す る と 20℃ 〜
40℃ 程度 低 めに 評価 する 可 能性 があ る が ，有 効性 評価 解 析で は原
子炉 水位 が 燃料 有効 長頂 部 を下 回る こ と がな く，炉心 露 出後 の再冠水過程で現れる解析結果に重畳する水位振動成分を考慮する必要がないため，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

解析 コ ード は， ダ ウン カ マ部 の二 相 水位 変化 を 適切 に評 価 する ことか ら， 運 転員 等操 作時 間 に与 える 影 響 は小 さい 。

解析 コー ド は，ダウ ンカ マ 部の 二相 水 位 変化 を適 切 に評 価す るこ
とか ら， 評 価項 目と なる パ ラメ ータ に 与 える 影響 は 小さ い。

解析 コ ード は， 原 子炉 圧 力変 化を 適 切に 評価 す るこ とか ら ，運 転員等 操作 時 間に 与え る影 響 は小 さい 。
破断 口 及び 逃が し 安全 弁 から の流 出 は， 圧力 容 器ノ ズル 又 はノ ズ
ルに 接 続す る配 管 を通 過 し， 平衡 均 質流 に達 す るの に十 分 な長 さであ る こと から ， 管入 口 付近 の非 平 衡の 影響 は 無視 でき る と考 えられ ，平 衡 均質 臨界 流モ デ ルを 適用 可 能 であ る。
「解 析 条件 を最 確 条件 と した 場合 の 運転 員等 操 作時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析 コー ド は ，原 子炉 圧 力変 化を 適切 に 評価 する こ とか ら ，評 価
項目 とな る パラ メー タに 与 える 影響 は 小 さい 。
破断 口及 び 逃が し安 全弁 か らの 流出 は ，圧力 容器 ノ ズル 又は ノズ
ルに 接続 す る配 管を 通過 し ，平 衡均 質 流 に達 する の に十 分な 長さであ るこ と から ，管 入口 付 近の 非平 衡 の 影響 は無 視 でき ると 考えられ ，平 衡 均質 臨界 流モ デ ルを 適用 可 能 であ る。
「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価
項目 とな る パラ メー タに 与 える 影響 」 に て確 認。

入力値に含 まれ る。
各系 統の 設 計 条 件 に 基 づ く 原 子 炉 圧 力 と 注 水 流
量の 関係 を 使 用 し て お り ， 実 機 設 備 仕 様 に 対 して注 水流 量 を 少 な め に 与 え ， 燃 料 被 覆 管 温 度 を高めに評価 する 。

第 1-2 表
分類

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＭＡＡＰ）

炉心
原子炉
圧力容器

重要 現象

解析モデル

不確 かさ

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

崩壊熱

炉心モデル（原子炉出力及び崩壊熱）「解 析 条件 を最 確 条件 と した 場合 の 運転 員等 操 作時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

ECCS 注水（給 水系・代替注
水設 備含む）安全系モデル（非常用炉心冷却系）

入力値に含 まれ る。
保守 的な 崩 壊 熱 を 入 力 値 に 用 い て お り ， 解 析 モ
デルの不確 かさ の影 響は な い。
入力値に含 まれ る。
保守 的な 注 水 特 性 を 入 力 値 に 用 い て お り ， 解 析
モデルの不 確か さの 影響 は ない 。

「解 析 条件 を最 確 条件 と した 場合 の 運転 員等 操 作時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析 コ ード は， HDR 実 験 解析 にお い て区 画に よ って 格納 容 器雰 囲
気温 度を 十 数℃ 程度 ，格 納 容器 圧力 を 1 割程 度高 め に評 価す る傾
向が 確 認さ れて い るが ，BWR の格 納 容器 内の 区 画と は異 な る等 ，
実験 体 系に 起因 す るも の と考 えら れ ，実 機体 系 にお いて は 不確 かさが 小 さく なる も のと 推 定さ れ， 全 体と して は 格納 容器 圧 力及 び
雰囲 気 温度 の傾 向 を適 切 に再 現で き てい るこ と から ，格 納 容器 圧
力及 び 雰囲 気温 度 を操 作 開始 の起 点 とし てい る 残留 熱除 去 系に よる格 納容 器 除熱 に係 る運 転 員等 操作 時 間 に与 える 影 響は 小さ い。
また ， 格納 容器 各 領域 間 の流 動， 構 造材 との 熱 伝達 及び 内 部熱 伝
導の 不確 か さに おい ては ，CSTF 実 験解 析 にお いて 格 納容 器雰 囲気
温度 及 び非 凝縮 性 ガス の 挙動 は測 定 デー タと 良 く一 致す る こと を
確認 し てお り， そ の差 異 は小 さい こ とか ら， 格 納容 器圧 力 及び 雰
囲気 温 度を 操作 開 始の 起 点と して い る残 留熱 除 去系 によ る 格納 容器除 熱に 係 る運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 は小 さ い。

解析 コー ド は，HDR 実験 解 析に おい て 区画 によ って 格 納容 器雰 囲気
温度 を十 数 ℃程 度， 格納 容 器圧 力を 1 割 程度 高め に 評価 する 傾向が確 認さ れ てい るが ，BWR の格 納 容器 内の 区画 とは 異 なる 等，実験体系に起因するものと考えられ，実機体系においては不確かさが小さくなるものと推定され，全体としては格納容器圧力及び雰囲
気温度の傾向を適切に再現できていることから，評価項目となる
パラ メー タ に与 える 影響 は 小さ い。
また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導の 不確 か さに おい ては ，CSTF 実 験 解析 によ り格 納 容器 雰囲 気温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認しているため，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。

「解 析 条件 を最 確 条件 と した 場合 の 運転 員等 操 作時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解 析 条件 を最 確 条件 と した 場合 の 運転 員等 操 作時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

格納 容器各領域
間の 流動
構造 材との熱伝 達及び内部 熱伝導格納容器

添付 2.4.1.2-3

格納容器モデル（格納容器の熱水力モデル）
気液 界面の
熱伝達

スプ レイ冷却

安全系モデル（格納容器スプレイ）

サプ レッ ション・プー ル冷却

安全系モデル（非常用炉心冷却系）

HDR 実験解 析で は ，格納 容器 圧 力及 び雰 囲 気温 度につ いて ， 温 度 成 層 化 を 含 め て 傾 向 を よ く 再 現
でき るこ と を 確 認 し た 。 格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 を
十数℃程度 高め に， 格納 容 器圧 力を 1 割 程度 高
めに 評価 す る 傾 向 が 確 認 さ れ た が ， 実 験 体 系 に起因 する も の と 考 え ら れ ， 実 機 体 系 に お い て は
この 種の 不 確 か さ は 小 さ く な る も の と 考 え ら れる。 また ， 非 凝 縮 性 ガ ス 濃 度 の 挙 動 に つ い て ，
解析 結果 が 測 定 デ ー タ と よ く 一 致 す る こ と を 確認した。
格納 容器 各 領 域 間 の 流 動 ， 構 造 材 と の 熱 伝 達 及び内部熱伝 導の 不確 かさ に おい ては ，CSTF 実 験
解析 では ， 格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 及 び 非 凝 縮 性 ガ
ス濃 度の 挙 動 に つ い て ， 解 析 結 果 が 測 定 デ ー タとよく一致 する こと を確 認 した 。
入力値に含 まれ る。
スプ レイ の 水 滴 温 度 は 短 時 間 で 雰 囲 気 温 度 と 平衡に至ることから伝熱モデルの不確かさはな
い。
入力値に含 まれ る。
ポン プ流 量 及 び 除 熱 量 は ， 設 計 値 に 基 づ き 与 え
られ てお り ， 解 析 モ デ ル の 不 確 か さ の 影 響 は な
い。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（1／5）
解析条件の不確かさ項

条件 設定 の 考え 方

目
解析条件

最確 条件

原子 炉熱 出力3,293MW

約 3,279MW〜
約 3,293MW（実 績値 ）

原子 炉圧力(圧力 容 器ド ーム部)

6.93MPa[gage]

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

定格 熱出 力 を設 定

定格 圧力 を 設定

通常 運転 水 位を 設定
通常 運転 水 位
（セパレ ー タス カー
ト下端か ら 約＋122cm〜約 ＋132cm）（実 績値 ）

炉心 流量48,300t／h（定格流量（100％流
量））

定格流量の
約 86％〜約 104％
（実績値）

初期条件

添付 2.4.1.2-4

原子 炉水位通常運転水位（セパレータスカー
ト下端から＋126cm）

定格 流量 を 設定

燃料

燃料 棒最大線出 力密度

９×９燃料(Ａ型)

装荷 炉心 ご と

44.0kW／m

約 33 kW／ m〜
約 41kW／m（実 績値 ）

９ ×９ 燃 料 (Ａ 型 )と ９ ×９ 燃 料 (Ｂ型 )は ， 熱 水 力 的 な 特 性 は ほぼ 同 等
であ り，そ の 他の 核的 特 性等 の違 いは燃料棒最大線出力密度の保守性に包 含さ れ るこ とか ら，代表 的に ９
×９燃 料(Ａ 型)を 設 定
初期の燃料棒線出力密度が大きい
方が燃料被覆管温度に対して厳しい設 定と な る
この ため，保 安規 定の 運 転上 の制 限にお ける 上 限値 を設 定

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

最 確 条 件 と し た 場 合 には 最 大 線 出 力 密 度 及 び 原 子 炉 停止
後 の 崩 壊 熱 が 緩 和 さ れる 。 最 確 条 件 と し た 場 合 の 運 転員
等 操 作 時 間 及 び 評 価 項目 と な る パ ラ メ ー タ に 与 え る 影響
は ， 最 大 線 出 力 密 度 及び 原 子 炉 停 止 後 の 崩 壊 熱 に て 説明する 。
最 確 条 件 と し た 場 合 には ， ゆ ら ぎ に よ り 解 析 条 件 に 対して 変 動 を 与 え う る が ，事 象 初 期 に お い て 主 蒸 気 隔 離 弁が閉 止 し ， 原 子 炉 圧 力 は逃 が し 安 全 弁 に よ り 制 御 さ れ るた
め 事 象 進 展 に 及 ぼ す 影響 は 小 さ 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 ， ゆ ら ぎ に よ り 解 析 条 件 に 対して 変 動 を 与 え う る が ，ゆ ら ぎ の 幅 は 事 象 発 生 後 の 水 位低
下 量 に 対 し て 非 常 に 小さ い 。 例 え ば ， 解 析 条 件 で 設 定した 通 常 運 転 水 位 か ら 高圧 炉 心 ス プ レ イ 系 等 の 自 動 起 動信号 が 発 信 す る 原 子 炉 水位 異 常 低 下 （ レ ベ ル ２ ） ま で の原子 炉 水 位 の 低 下 量 は約 2m で あ る の に 対 し て ゆ ら ぎ による 水 位 低 下 量 は約 40mm で あ り 非 常 に 小 さ い 。 し た がって ， 事 象 進 展 に 及 ぼ す影 響 は 小 さ 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 ， 炉 心 流 量 の 運 転 範 囲 に お いて解 析 条 件 か ら 変 動 し うる が ， 事 象 初 期 に お い て 原 子 炉がス ク ラ ム す る と と も に， 再 循 環 系 ポ ン プ が ト リ ッ プ する
た め ， 初 期 炉 心 流 量 が事 象 進 展 に 及 ぼ す 影 響 は 小 さ 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 (Ａ 型 )及 び ９ ×９
燃 料 (Ｂ 型 )の 混 在 炉 心 又 は それ ぞ れ 型 式 の 単 独 炉 心 となる 場 合 が あ る が ， 両 型式 の 燃 料 の 特 性 は ほ ぼ 同 等 で ある
こ と か ら ， 事 象 進 展 に及 ぼ す 影 響 は 小 さ く ， 運 転 員 等操
作時 間に 与 える 影響 は小 さ い。

最確条件とした場合には最大線出力密度及び原子炉停止
後の 崩壊 熱 が緩 和さ れる 。最確 条件 と した 場合 の運 転 員等
操作 時間 及 び評 価項 目と な るパ ラメ ー タ に与 える 影 響は ，
最大 線出 力 密度 及び 原子 炉 停止 後の 崩 壊 熱に て説 明 する 。

最 確 条 件 は 解 析 条 件 で設 定 し て い る 燃 料 棒 線 出 力 密 度より も 小 さ く な る 。 こ のた め ， 燃 料 被 覆 管 温 度 上 昇 が 緩和
さ れ る が ， 事 象 初 期 の原 子 炉 注 水 は 原 子 炉 隔 離 時 冷 却系の 自 動 起 動 に よ り 確 保さ れ ， 燃 料 被 覆 管 温 度 を 操 作 開始の 起 点 と す る 運 転 員 等操 作 は な い こ と か ら ， 運 転 員 等操
作時 間に 与 える 影響 はな い 。

最確 条件 と した 場合 には ，ゆら ぎに よ り解 析条 件に 対 して変動 を与 え うる が，事象 初 期に おい て 主蒸 気隔 離弁 が 閉止
し，原子 炉圧 力 は逃 がし 安 全弁 によ り 制 御さ れる た め，事
象進 展に 及 ぼす 影響 は小 さ 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 には ，ゆら ぎに よ り解 析条 件に 対 して変動 を与 え うる が，ゆら ぎ の幅 は事 象 発生 後の 水位 低 下量に対 して 非 常に 小さ い。例 えば ，解 析 条件 で設 定し た 通常
運転水位から高圧炉心スプレイ系等の自動起動信号が発信す る原 子 炉水 位異 常低 下（レ ベル ２ ）ま での 原子 炉 水位の低 下量 は 約 2m で ある の に対 して ゆ らぎ によ る水 位 低下
量は 約 40mm で あり 非常 に 小さ い。 し たが って ，事 象 進展に及 ぼす 影 響は 小さ 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 には ，炉心 流量 の 運転 範囲 にお い て解析条 件か ら 変動 しう るが ，事象 初期 に おい て原 子炉 が スク
ラム する と とも に， 再循 環 系ポ ンプ が ト リッ プす る ため ，
初期 炉心 流 量が 事象 進展 に 及ぼ す影 響 は 小さ 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 には ，９×９ 燃料 (Ａ 型)及 び ９×９燃
料 (Ｂ 型 )の 混 在 炉 心 又 は そ れ ぞ れ 型 式 の 単 独 炉 心 と な る
場合 があ る が，両型 式の 燃 料の 特性 は ほぼ 同等 であ る ことから ，炉 心冷 却 性に 大き な 差は なく ，評価 項目 とな る パラ
メー タに 与 える 影響 は小 さ い。
最確条件は解析条件で設定している燃料棒線出力密度よりも 小さ く なる 。こ のた め ，燃 料被 覆 管温 度上 昇が 緩 和される こと か ら，評価 項目 と なる パラ メ ータ に対 する 余 裕は
大き くな る。た だし ，お お むね 炉心 部 の冠 水が 維持 さ れる
本事 故シ ー ケン スで は， こ の影 響は 小 さ い。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（2／5）
解析条件の不確かさ

項

目
解析条件

ANSI/ANS-5.1-1979
燃焼度 33GWd／t

約 2.2kPa[gage]〜
約 4.7kPa[gage]（実 績値 ）

格納 容器 圧力5kPa[gage]

約 25℃ 〜約 58℃（実 績値 ）

ドラ イウ ェル雰囲 気温度57℃

約 25〜 58℃
（実 績値 ）

格納 容器 体積
（ド ライ ウ ェル）

5,700m ３

5,700m ３（設 計値 ）

空間部：4,100m ３
液相部：3,300m ３

空間 部：
約 4,092m ３ 〜 約
4,058m ３
液相 部：
約 3,308m ３ 〜 約
3,342m ３（実 績値 ）

原子 炉停 止後の
崩壊 熱

初期条件

添付 2.4.1.2-5

格納 容器 体積（サ プレ ッ ション・チ
ェン バ）

サプ レッ シ ョン・
プー ル水位

6.983m（通常運転水位-4.7cm）

条件 設定 の 考え 方

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

崩壊 熱が 大 きい 方が ，原 子炉 水 位低下及び格納容器圧力上昇の観点で厳し い設 定 とな る 。こ のた め ，崩壊
熱が大きくなる燃焼度の高い条件と し て ，1 サ イ ク ル の 運 転 期 間 (13ヶ 月 )に 調 整 運 転 期 間(1 ヶ 月 )を考慮した運転期間に対応する燃焼度を設 定

最 確 条 件 は 解 析 条 件 で設 定 し て い る 崩 壊 熱 と 同 等 以 下となる 。燃 焼度 33GWd／t の 場 合は ，解 析条 件と 最確 条 件は同 等 で あ る こ と か ら ，運 転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響はない 。ま た，燃焼 度 33GWd／t 未 満の 場 合 は，原子 炉か ら
サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ール に 流 出 す る 蒸 気 量 が 減 少 す ること で ， 原 子 炉 水 位 の 低下 は 遅 く な る が ， 事 象 初 期 の 原子
炉 注 水 は 原 子 炉 隔 離 時冷 却 系 の 自 動 起 動 に よ り 確 保 される こ と か ら ， 運 転 員 等操 作 時 間 に 与 え る 影 響 は な い 。また ， 格 納 容 器 圧 力 ， サプ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 位 及 びサ
プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル水 温 度 の 上 昇 が 遅 く な り ， こ れらの パ ラ メ ー タ を 操 作 開始 の 起 点 と す る 運 転 員 等 操 作 の開始時 間は 遅 くな る。
最 確 条 件 は 解 析 条 件 で設 定 し て い る 格 納 容 器 初 期 圧 力より も 小 さ く な る 。 こ のた め ， 格 納 容 器 圧 力 が 低 め に 推移
す る こ と か ら ， 格 納 容器 圧 力 を 操 作 開 始 の 起 点 と す る運
転員 等操 作 の開 始時 間は 遅 くな る。

最確条件は解析条件で設定している崩壊熱と同等以下となる 。燃 焼 度 33GWd／t の 場合 は， 解 析条 件と 最確 条 件は同等 であ る こと から ，評 価 項目 とな る パラ メー タに 与 える
影響 はな い 。ま た， 燃焼 度 33GWd／ t 未満 の場 合は ， 燃料から の発 熱 が小 さく なり ，原子 炉か ら サ プレ ッシ ョ ン・プ
ール に流 出 する 蒸気 量が 減 少す るこ と で，原子 炉水 位 の低
下並びに格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇が緩和され
るこ とか ら，評 価項 目と な るパ ラメ ー タに 対す る余 裕 が大きく なる 。

最 確 条 件 と し た 場 合 には ， ゆ ら ぎ に よ り 解 析 条 件 に 対して 変 動 を 与 え う る が ，ド ラ イ ウ ェ ル 雰 囲 気 温 度 は ， 格納
容 器 ス プ レ イ の 実 施 に伴 い 飽 和 温 度 と な る こ と か ら ，初期 温 度 の ゆ ら ぎ が 事 象進 展 に 与 え る 影 響 は 小 さ く ， 運転
員等 操作 時 間に 与え る影 響 は小 さい 。
解 析 条 件 は 最 確 条 件 と同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。
最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 格 納 容 器 体 積 （ サ プ レ ッ ショ
ン ・ チ ェ ン バ ） の 液 相部 の 運 転 範 囲 に お い て 解 析 条 件より 高 め の 水 位 と な る が， ゆ ら ぎ の 幅 は 非 常 に 小 さ い 。例
えば ， サプ レ ッ ショ ン ・プ ー ルの 水 量 は 3,300m ３ で あ る
のに 対し ，ゆら ぎ によ る水 量 変化 は約 42m ３ であ り，そ の割 合 は 初 期 保 有 水 量の 1.3％ 程 度 と 非 常 に 小 さ い 。 したが っ て ， 事 象 進 展 に 与え る 影 響 は 小 さ 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 ， サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水位の 運 転 範 囲 に お い て 解析 条 件 よ り 高 め の 水 位 と な る が，
ゆ ら ぎ の 幅 は 非 常 に 小さ い 。 例 え ば ， サ プ レ ッ シ ョ ン・プー ル水 位が 6.983m の時 の水 量は 3,300m ３ であ るの に対し， ゆら ぎ （0.087m）に よ る水 量変 化 は 約 42m ３ で あ り，
そ の 割 合 は 初 期 保 有 水 量の 1.3％ 程 度 と 非 常 に 小 さ い。
し た が っ て ， 事 象 進 展に 与 え る 影 響 は 小 さ く ， 運 転 員等
操作 時間 に 与え る影 響は 小 さい 。

最確 条件 と した 場合 には ，ゆら ぎに よ り解 析条 件に 対 して変動 を与 え うる が，ドラ イ ウェ ル雰 囲 気 温度 は，格納 容 器
スプ レイ の 実施 に伴 い飽 和 温度 とな る こ とか ら，初期 温 度のゆ らぎ が 事象 進展 に与 え る影 響は 小 さ く，評価 項目 と な
るパ ラメ ー タに 与え る影 響 は小 さい 。
解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響は なく ，評 価 項目 とな る パラ メー タ に与 える 影響 は ない
最確条件とした場合には，格納容器体積（サプレッショ
ン・チェ ンバ ）の液 相部 の 運転 範囲 に おい て解 析条 件 より高め の水 位 とな るが ，ゆら ぎ の幅 は非 常に 小さ い 。例 えば ，
サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル の 水 量 は 3,300m ３ で あ る の に 対し， ゆら ぎ によ る水 量変 化 は約 42m ３ であ り， その 割 合は
初期 保有 水 量の 1.3％ 程度 と 非常 に小 さい 。し たが っ て，
事象 進展 に 与え る影 響は 小 さい 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 には ，サプ レッ シ ョ ン・プー ル水 位 の
運転 範囲 に おい て解 析条 件 より 高め の 水 位と なる が，ゆ ら
ぎの 幅は 非 常に 小さ い。例え ば，サプ レッ ショ ン・プー ル
水位 が 6.983m の時 の水 量は 3,300m ３ であ るの に対 し ，ゆらぎ （0.087m） によ る水 量 変化 は約 42m ３ であ り， そ の割合は 初期 保 有水 量の 1.3％ 程 度と 非常 に小 さい。し たが って，事象 進展 に 与え る影 響 は小 さく ，評価 項目 とな る パラ
メー タに 与 える 影響 は小 さ い。

最確 条件

7.000m〜 7.070m（実 績値 ）

格納容器圧力の観点で厳しい高めの設 定と し て，通 常 運転 時の 圧 力を包含 する 値 を設 定

ドライウェル内ガス冷却装置の設
計温 度を 設 定

設計 値を 設 定
サプ レッ シ ョン・プ ール での 圧 力抑制効果が厳しくなる少なめの水量とし て，保安 規定 の 運転 上の 制 限におけ る下 限 値を 設定

サプ レッ シ ョン・プ ール での 圧 力抑制効果が厳しくなる低めの水位として ，保 安規 定の 運 転上 の制 限 における 下限 値 を設 定

最確条件は解析条件で設定している格納容器初期圧力よりも 小さ く なる 。こ のた め ，格 納容 器 圧力 が低 めに 推 移す
るこ とか ら，評 価項 目と な るパ ラメ ー タに 対す る余 裕 は大きく なる 。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（3／5）
解析条件の不確かさ

項

目
解析条件

初期条件

添付 2.4.1.2-6

サプ レッ シ ョン・
プー ル水 温度32℃

約 15℃ 〜約 32℃（実 績値 ）

ベン ト管
真空 破壊 装置
作動 差圧

作動差圧：3.45kPa（ドライウェル−サ
プレッション・チェン
バ間差圧）

作動 差圧 ：3.45kPa（ドライ ウ ェル −サ
プレッシ ョ ン・チェ ン
バ間差圧 ） （設 計値 ）外部 水源 の容量

約 8,600m ３

約 8,600m ３ 以 上（西側淡 水 貯水 設備＋代 替淡 水 貯槽 ）

燃料 の容量

約 1,010kL

約 1,010kL 以上（軽油貯 蔵 タン ク＋
可搬型設 備 用軽 油タ
ンク ）

起因 事象

事故条件

安全 機能 の喪失に対 する 仮定

外部 電源

給水流量の全喪失

崩壊熱除去機能喪失

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

サプ レッ シ ョン・プー ル での 圧力 抑制効果が厳しくなる高めの水温として，保安 規 定の 運転 上 の制 限に お
ける 上限 値 を設 定

最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 解 析 条 件 で 設 定 し て い る サプ
レッ ショ ン ・プ ール 水温 度 と同 等以 下 と なる 。
32℃ の 場 合 は ， 解 析 条件 と 最 確 条 件 は 同 等 で あ る こ とから運 転員 等 操作 時間 に与 え る影 響は な い 。
32℃ 未 満 の 場 合 は ， サプ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル で の 圧 力抑制 効 果 が 高 ま り 格 納 容器 圧 力 の 上 昇 は 緩 和 さ れ る 。 このた め ， 格 納 容 器 圧 力 を操 作 開 始 の 起 点 と す る 運 転 員 等操
作の 開始 は 遅く なる 。
解 析 条 件 と 最 確 条 件 は同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

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 と 同等 以下 と な る。
32℃ の場 合 は，解析 条件 と 最確 条件 は 同等 であ るこ と から
評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響 はな い。
32℃ 未満 の 場合 は，サプ レ ッシ ョン・プ ー ルで の圧 力 抑制
効果が高まり格納容器圧力の上昇は緩和される。このため，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
解析 条件 と 最確 条件 は同 等 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はな
い。

最確 条件

−

−

−

設計 値を 設 定西側淡水貯水設備及び代替淡水貯槽の 管理 下 限値 を設 定

軽油貯蔵タンク及び可搬型設備用
軽油 タン ク の管 理下 限値 を 設定

運転 時の 異 常な 過渡 変化 の 中で，原子炉 水位 の 急速 な低 下に 伴 い，原 子
炉ス クラ ム，主蒸 気隔 離 弁の 閉止 等が発 生す る ため，事象 発 生後 の状 況
判断における余裕時間の観点で厳しい 給水 流 量の 全喪 失を 設 定取水機能の喪失による崩壊熱除去
機能 喪失 を 設定
給復 水系 が 停止 する こと で，原子 炉
水位 の低 下 が早 くな るこ と から，炉心の冷却の観点で厳しくなる外部
電源 なし を 設定。ま た，原子 炉ス ク
ラムまで炉心の冷却の観点で厳し
くな り，外 部 電源 があ る 場合 を包 含する条件として，原子炉スクラム
は，原 子炉 水 位低（ レベ ル ３）信 号
にて 発生 し，再循 環系 ポ ンプ トリ ップが原子炉水位異常低下（レベル２） 信号 に て発 生す るも の とす る

管理 値下 限 の容 量と して 事 象発 生か ら 7 日間 後ま で に必要 な 容 量 を 備 え て お り， 水 源 は 枯 渇 し な い こ と か ら 運転
員等 操作 時 間に 与え る影 響 はな い。

管理 値下 限 の容 量と して 事 象発 生か ら 7 日間 後ま で に必要 な 容 量 を 備 え て お り， 燃 料 は 枯 渇 し な い こ と か ら 運転
員等 操作 時 間に 与え る影 響 はな い。

−

−

−

−

給 復 水 系 が 停 止 す る こと で ， 原 子 炉 水 位 の 低 下 を 厳 しくす る 条 件 と し て 外 部 電源 な し を 想 定 す る と と も に ， 原子炉 ス ク ラ ム 及 び 再 循 環系 ポ ン プ ト リ ッ プ に つ い て は ，外部 電 源 が あ る 場 合 を 包含 す る 条 件 を 設 定 し て い る 。 外部
電 源 が あ る 場 合 に は ，給 復 水 系 に よ る 原 子 炉 注 水 が 維持
され るこ と から ，運転 員 等操 作時 間に 与 え る影 響は な い。

給復 水系 が 停止 する こと で ，原 子炉 水 位の 低下 を厳 し くす
る条 件と し て外 部電 源な し を想 定す る と とも に，原子 炉 ス
クラ ム及 び 再循 環系 ポン プ トリ ップ に つ いて は，外部 電 源があ る場 合 を包 含す る条 件 を設 定し て い る。外部 電源 が ある場 合に は，給 復水 系に よ る原 子炉 注 水が 維持 され る ことから ，評 価項 目 とな るパ ラ メー タに 対 する 余裕 は大 き くな
る。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（4／5）
解析条件の不確かさ項

条件 設定 の 考え 方目

原子 炉ス クラム

主蒸 気隔 離弁
ＡＴ ＷＳ 緩 和設備（代替原 子炉 再 循環系ポンプ トリ ッ プ機能）
重大事故等対策に関連する機器条件

添付 2.4.1.2-7

逃が し安 全弁

原子 炉隔 離 時冷却系

解析条件

最確 条件

原子炉水位低(レベル３)信号（遅れ時間 1.05 秒）
原子炉水位異常低下（レベル２）信号
で閉止
原子炉水位異常低下（レベル２）信号で全台トリップ

原子 炉水 位 低
(レベ ル ３)信号（遅れ時 間 1.05 秒 ）原子炉水 位 異常 低下（レ ベル ２ ）信 号
で閉 止
原子炉水 位 異常 低下（レ ベル ２ ）信 号
で全 台ト リ ップ

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

設計 値を 設 定

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

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，事象進展に影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 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，事象進展に影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

解析 条件 と 最確 条件 は同 様 であ るこ と か ら，事 象進 展 に影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
解析 条件 と 最確 条件 は同 様 であ るこ と か ら，事 象進 展 に影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
解析 条件 と 最確 条件 は同 様 であ るこ と か ら，事 象進 展 に影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事 象進 展 に影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
なお ，本 事故 シー ケ ンス にお い ては ，高 圧 注水 機能 で ある
原子 炉隔 離 時冷 却系 が自 動 起動 する こ と から，逃が し 弁機能に期待した場合でも評価項目となるパラメータに与える影 響は な い。

設計 値を 設 定
なお ，安 全弁 機 能は 逃が し 弁機 能に（原子炉圧力制御時）（原子炉 圧 力制 御時 ）比べて原子炉圧力が高めに維持さ安全弁機能
安全弁機 能れ，原子 炉減 圧 操作 時に 原 子炉 圧力7.79MPa[gage]〜
7.79MPa[gage]〜
が所定の圧力に到達するまでの時
8.31MPa[gage]
8.31MPa[gage]
間が 遅く な るた め，事象 発 生初 期に385.2t／h（1 個当たり） 385.2t／ h（1 個当 た り）
おいて高圧注水機能が喪失し低圧〜〜
注水機能を用いて原子炉注水を実410.6t／h（1 個当たり） 410.6t／ h（1 個当 た り）
施す る事 故 シー ケン スに お いて は，（設 計値 ）
評価項目に対して厳しい条件となる（原子炉手動減圧（原 子炉 手 動減 圧逃がし安全弁の設計値に基づく原
操作時）
操作 時）
子炉圧力と蒸気流量の関係から設
逃がし安全弁（自動減逃がし安 全 弁（自 動 減定圧機能）7 個を開放す
圧機能）7 個を 開 放す
ることによるるこ とに よ る
原子炉減圧
原子 炉減 圧
原子炉水位異常低下
設計 値を 設 定
原子炉水位異常低下（レベル ２）信号 に て
原子 炉隔 離 時冷 却系 は，タ ービ ン回（レベル２）信号にて自動起動
転数制御により原子炉圧力に依ら自動起動
・注水流 量 ：ず一定の流量にて注水する設計と・注水流量：
３
３
136.7m ／h
なっ てい る136.7m ／h
・注水圧力：
・注水圧 力 ：1.04MPa[gage]〜
1.04MPa[gage]〜
7.86MPa[gage]
7.86MPa[gage]

解析条件は最確条件と同等であることから，事象進展に影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

解析条件は最確条件と同等であることから，事象進展に影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事 象進 展 に影
響は なく，評 価項 目と な るパ ラメ ー タに 与 える 影響 は ない

解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

解析 条件 と 最確 条件 は同 様 であ るこ と か ら，事 象進 展 に影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はな
い。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（5／5）
解析条件の不確かさ

項目

低圧 代替 注水系
（常 設）

重大事故等対策に関連する機器条件

添付 2.4.1.2-8

解析条件

最確 条件

（原子炉注水単独時）（2 台）
・注水流量：
0m ３ ／h〜378m ３ ／h

（原子炉 注 水単 独時 ）（2 台 ）
・注水流 量 ：0m ３ ／h〜378m ３ ／ h
以上
・注水圧 力 ：0MPa[dif]〜
2.38MPa[dif]・注水流 量 ：0m ３ ／ h 〜 1,676m ３ ／ h
以上
・注水圧 力 ：0MPa[dif]〜
1.55MPa[dif]スプ レイ 流 量：
1.9×10 ３ t／ h
（95％： ド ライ ウェ
ル，5％ ：サ プレ ッ シ
ョン ・チ ェ ンバ ）・注水圧力：
0MPa[dif]〜
2.38MPa[dif]・注水流量：
0m ３ ／h〜1.676m ３ ／h
残留 熱除 去系
（低 圧注 水系）

残留 熱除 去 系（格納容器ス プレ イ 冷却系）

緊急 用海 水系

・注水圧力：
0MPa[dif]〜
1.55MPa[dif]スプレイ流量：1.9×10 ３ t／h（95％：ドライウェ
ル，5％：サプレッション・チェンバ）

約 24MW（サプレッション・プ
ール水温度 100℃，海水温度 32℃において）

約 24MW 以上（サプレ ッ ショ ン・プ
ール水温 度 100℃ ，海水温度 32℃以 下に おいて ）条件 設定 の 考え 方

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

炉心冷却性の観点で厳しい設定として ，設 備設 計 上の 最低 要 求値 である最 小流 量 特性 を設 定

最確条件とした場合には，注水開始後の原子炉水位の回
復がおおむね早くなり，原子炉水位の維持操作の開始が早くなるが，原子炉減圧から水位回復までの原子炉水位を継続監視している期間の流量調整操作であるため，運転員 等操 作 時間 に与 える 影 響は ない 。

最確 条件 と した 場合 には ，注 水開 始 後の 原 子炉 水位 の 回復
が早 くな り，炉心 の 再冠 水が 早 まる こと から ，評 価項 目となる パラ メ ータ に対 する 余 裕は 大き く な る。

炉心冷却の観点で厳しい設定として，設計 基準 事 故の 解析 で 用い る最小流 量特 性 を設 定

最確条件とした場合，おおむね注水開始後の原子炉水位の回復が早くなり，注水開始後の原子炉水位の維持操作の開始が早くなるが，注水後の調整操作であり，運転員
等操 作時 間 に与 える 影響 は ない 。

最確 条件 と した 場合，お おむ ね注 水 開始 後 の原 子炉 水 位の回復 が早 く なり，評価 項 目と なる パ ラメ ー タに 対す る 余裕
は大 きく な る

設計 値を 設 定

解析条件は最確条件と同等であることから，事象進展に影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事 象進 展 に影
響は なく，評 価項 目と な るパ ラメ ー タに 与 える 影響 は ない

熱交 換器 の 設計 性能 に基 づ き，残留熱除去系の除熱性能を厳しくする観点 で，過去 の 実績 を包 含 する 高めの海 水温 度 を設 定

最確条件とした場合には，解析条件で設定している海水
温度 と同 等 以下 とな る。
32℃ の 場 合 は ， 解 析 条 件 と 最 確 条 件 は 同 等 で あ る こ と から運 転員 等 操作 時間 に与 え る影 響は な い 。
32℃ 未 満 の 場 合 は ， 除 熱 性 能 が 向 上 す る た め ， 格 納 容 器
圧力及びサプレッション・プール水温度の上昇が遅くなるが，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
による格納容器除熱後にこれらのパラメータを操作開始の起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操
作時 間に 与 える 影響 はな い 。

最確 条件 と した 場合 には ，解 析条 件 で設 定 して いる 海 水温度と 同等 以 下と なる 。
32℃ の場 合 は，解 析条 件 と最 確条 件 は同 等 であ るこ と から
評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響 はな い。
32℃ 未満 の 場合 は，除熱 性能 が 向上 する ため ，格 納容 器圧力及 び雰 囲 気温 度の 上昇 が 緩和 され る こ とか ら，評 価 項目とな るパ ラ メー タに 対す る 余裕 が大 き く なる 。

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（1／2）

項

解析上の操作開始条件目

操作条件

添付 2.4.1.2-9

逃がし安全弁（ 自動 減 圧
機能 ）の 手 動
による原子
炉減圧操作
（常設低圧
代替注水系
ポンプを用
いた低圧代
替注 水系（ 常設）によ る 原子炉注水操作）

サプレッショ
ン・プール水温 度 65 ℃ 到
達時

条件設定の
考え方

操作 不確 か さ要 因

運転手順に基づ
きサプレッション・プール熱容量制限を踏まえて設定【認 知】
事故 時の 重 要監 視パ ラメ ー タと して サ プ レッ ショ ン・プー ル 水温 を継 続 監視 してお り，また，逃 がし 安全 弁（ 自動 減 圧 機能）の 手動 によ る 原子 炉減 圧操 作 の操作 実施 基 準（ サプ レッ シ ョン・プ ー ル水 温度 65℃ ）に 到達 す るの は事 象発 生
約 2 時間 後 であ り ，比 較的 緩 やか なパ ラ メー タ変 化 であ るこ とか ら ，認知 遅れが操 作開 始 時間 に影 響を 及 ぼす 可能 性 は 非常 に小 さ い。
【要 員配 置 】
中央 制御 室 での 操作 のみ で あり ，当 直運 転員 は中 央 制御 室に 常駐 し てい るこ とから ，要 員 配置 が操 作開 始 時間 に与 え る 影響 はな い 。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 移 動 が操 作開 始 時間 に与 える 影 響は ない 。
【操 作所 要 時間 】
逃が し安 全 弁（ 自 動減 圧機 能 ）の手 動に よる 原子 炉 減圧 操作 とし て 余裕 時間 を含めて 1 分 を設 定し てい る。中 央制 御室 の制 御盤 の スイ ッチ によ る 簡易 な操 作
であ り ，操 作所 要 時間 が長 く なる 可能 性 は非 常に 低 く，操 作所 要時 間 が操 作開
始時 間に 影 響を 及ぼ す可 能 性は 非常 に 小 さい 。
【他 の並 列 操作 有無 】
他の 並列 操 作は なく ，他 の 並列 操作 が 操 作開 始時 間 に与 える 影響 は ない 。
【操 作の 確 実さ 】
中央 制御 室 の制 御盤 のス イ ッチ によ る 簡 易な 操作 で あり，誤 操作 は起 こ りに く
いこ とか ら ，誤 操作 等が 操 作開 始時 間 に 影響 を及 ぼ す可 能性 は非 常 に小 さい 。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

左記のとおり操作不確かさ要因により操
作開始時間に与える影響は小さいことから，実態 の 操作 開始 時
間は解析上の設定とほぼ 同等 で ある 。
本操作は，解析条件（操 作条 件 を除 く。 ）の不確かさにより操
作開始時間が遅くなる可 能性 が ある が，他の操作との重複もな
いこ とか ら ，他 の操 作に与 える 影 響は ない 。

実態の操作開始時間
は解析上の設定とほぼ同等であることから，評価 項目 に 与え る
影響 はな い 。
解析 条件（操 作 条件 を除 く 。） の 不 確 か さ により ，操 作開 始 時間 が遅く なる 場 合で も，パラメータが操作実施
基準に到達した時点で開始することで同等の 効果 が 得ら れ，事象進展に変わりがな
いこ とか ら，操 作開 始が遅くなることにより評価項目となるパラメータに与える影
響は ない 。

原子炉隔離時冷却系による注水継続が可
能な時間内に実施することで炉心損傷を回避することが可能
であ り，事 象発 生か ら
少な くと も 8 時 間程 度の操作時間余裕が確保さ れて い る。

中央制御室における操作のため，シミュレータ（模擬操作含む。）にて訓練実績を取得。
訓練での操作時間
は約 1 分。 想定 で意図している運転操作が実施可能なこと を確 認 した 。

第3表
項

目

操作条件

添付 2.4.1.2-10

緊 急用 海 水系
を 用い た 残留
熱 除去 系 （低圧 注水 系 ）に
よ る原 子 炉注
水 並び に 残留
熱 除去 系 （格納 容器 ス プレ
イ 冷却 系 ）又は 残留 熱 除去
系 （サ プ レッ
シ ョン ・ プール 冷却 系 ）格
納 容器 除 熱操作

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（2／2）
解析上の操作開始条件

格納容器圧力279kPa[gage]
到達時

条件設定の
考え方

実際には緊急用
海水系の準備が完了した時点のパラメータにより，サプレッション・プール冷却運転等を開始するが，評価上は，操作余裕時間を確認する観点で，格
納容器圧力が代
替格納容器スプレイの実施基準で あ る 279kPa[gage] に 到 達 した時点で開始す
るものと設定操作 不確 か さ要 因
【認 知】
事故 時に は 重要 監視 パラ メ ータ であ る サ プレ ッシ ョ ン・チ ェ ンバ 圧力 を 継続 監視しており，また，格納容器スプレイの操作実施基準（格納容器圧力
279kPa[gage]） に到 達す る のは 事象 発 生 約 13 時 間後 であ り ，比 較的 緩 やか な
パラ メー タ 変化 であ るこ と から ，認 知遅 れが 操作 開 始時 間に 影響 を 及ぼ す可 能
性は 非常 に 小さ い。
【要 員配 置 】
中央 制御 室 での 操作 のみ で あり ，当 直運 転員 は中 央 制御 室に 常駐 し てい るこ とから ，要 員 配置 が操 作開 始 時間 に与 え る 影響 はな い 。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 移 動 が操 作開 始 時間 に与 える 影 響は ない 。
【操 作所 要 時間 】
中央 制御 室 の制 御盤 のス イ ッチ によ る 簡 易な 操作 で あり，緩 やか な圧 力 上昇 に対し て操 作 所要 時間 は十 分 に短 く，操作 開始 時間 に 影響 を及 ぼす 可 能性 は非 常に小 さい 。
【他 の並 列 操作 有無 】
原子 炉水 位 の調 整操 作を 並 列し て実 施 す る場 合が あ るが，異 なる 当直 運 転員 による 対応 が 可能 であ るこ と から ，他 の並 列操 作が 操 作開 始時 間に 与 える 影響 はない 。
【操 作の 確 実さ 】
中央 制御 室 の制 御盤 のス イ ッチ によ る 簡 易な 操作 で あり，誤 操作 は起 こ りに く
いこ とか ら ，誤 操作 等が 操 作開 始時 間 に 影響 を及 ぼ す可 能性 は非 常 に小 さい 。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響

左記のとおり操作不確かさ要因により操
作開始時間に与える影響 とし て ，操 作開 始
時間は余裕時間を確認する観点で遅めの時間 を設 定 して おり ，実態の操作開始時間
は 格 納 容 器 圧 力
245kPa[gage] 到 達 時
であ るこ と から ，解 析
上の設定よりも早ま
るが ，並 列 して 実施 する場合がある原子炉
水位の調整操作とは同一の制御盤による対応が可能であることか ら，こ の他 の操 作に与 える 影 響は ない 。
本操 作は ，解析 コー ド
及び 解析 条 件（ 操作 条件 を 除 く 。） の 不 確 かさに より ，操作 開始 時
間が遅くなる可能性があ るが ，並列 して 実施する場合がある原
子炉水位の調整操作とは同一の制御盤による対応が可能であるこ とか ら ，こ の他 の操作に与える影響はない 。

実態の操作開始時間
は解析上の設定とほぼ同等であることから，評価 項目 に 与え る
影響 はな い 。
解析コード及び解析
条件（操作条件を除く 。） の 不 確 か さ に より，操作 開始 時 間が 遅
くな る場 合 でも ，パ ラ
メータが操作実施基準に到達した時点で開始することで同等の効 果が 得 られ ，有 効性評価解析における格納容器圧力の最高値に変わりがないことか ら，操作 開 始が 遅くなることにより評
価項目となるパラメータに与える影響はない 。

操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

緊急用海水系を用いた残留熱除去系による格納容器除熱及び原子 炉注 水 操作 は，事象発 生の 約 13 時間 後に実施するものであり準備時間が確保できる ため ，時間 余裕 がある 。

中央制御室における操作のため，シミュレータ（模擬操作含む）にて訓練実績を取得。訓練では，格納容器
圧 力 279kPa[gage]
到達時に，残留熱除去系による格納
容器スプレイを実施し，操作時間は
約 6 分 。想 定し ている範囲内で意図している運転操作が実施可能である
こと を確 認 した 。

添付資料 2.4.1.3
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

1.

はじめに
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）」
においては，起因事象発生から原子炉スクラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳しくする条件として，外部電源ありを想定している。
外部電源がない場合は，取水機能喪失により非常用ディーゼル発電機の冷却水の冷却手段が喪失することから全交流動力電源喪失となるが，本事故シーケンスグループの有効性評価では外部電源がない場合も考慮して運転員等
操作時間を設定していることから，対応手順や運転員等操作時間に与える影響はない。しかしながら，実際には，冷却水の冷却手段を喪失した場合でも，非常用ディーゼル発電機は起動可能であり，一定時間の電源供給が行われると考えられることから，これによる影響について考察する。

2.

非常用ディーゼル発電機による給電の影響について
外部電源喪失時に取水機能が喪失した場合，冷却水の供給手段が喪失した状態で非常用ディーゼル発電機が自動起動することで，全交流動力電源喪失は回避される。その後，原子炉圧力制御に伴い原子炉圧力容器内の蒸気が流出し，保有水量が減少することで原子炉水位は低下する。原子炉水位が原子
炉水位異常低下（レベル２）設定点に到達した時点で原子炉隔離時冷却系による原子炉注水が開始され，原子炉水位が維持される。
この際，自動起動した非常用ディーゼル発電機は，冷却水の供給手段を喪失しているため，運転継続によって冷却水及び潤滑油温度が上昇し，インターロックにより停止する。非常用ディーゼル発電機が停止するまでの対応は，中央制御室のみで実施可能であり，要員の配置に与える影響はなく，また，
添付 2.4.1.3-1

その後の対応手順は，非常用ディーゼル発電機の機能喪失を最初から想定した場合と同様である。なお，非常用ディーゼル発電機が起動することによって，待機中の機器が自動起動するが，プラントに悪影響を及ぼすものではな
い。

3.

まとめ
取水機能が喪失し，冷却水の冷却手段が喪失した場合も非常用ディーゼル
発電機は自動起動するが，冷却水の冷却手段がないことにより非常用ディー
ゼル発電機がインターロックにより自動停止するまで給電が行われ，全交流
動力電源喪失に至る時間が延長されるのみであり，対応手順に影響を及ぼすことはない。

添付 2.4.1.3-2

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 ））1.

水源に関する評価①

淡水源（有効水量）・ 代 替 淡 水 貯 槽 ： 4,300m ３

2.
①

水使用パターン
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
サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 が 65℃ に 到 達 す る 事 象 発 生 約 2 時
間後，代替淡水貯槽を水源とした常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を実施する。
炉心冠水後は，原子炉水位高（レベル８）設定点から原子炉水位低（レベル３）設定点の範囲で注水する。
格 納 容 器 圧 力 が 279kPa[gage]に 到 達 す る 事 象 発 生 約 13 時 間 後 ，
常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を停止する。

3.

時間評価
事象発生から常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水が開始されるまでは，原子炉隔離時冷却系により原子炉注水を実施するため，代替淡水貯槽の水量は減少しない。
事象発生約 2 時間以降は，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低添付 2.4.1.4-1

圧代替注水系（常設）による原子炉注水を実施するため，代替淡水貯槽の水量は減少する。
格 納 容 器 圧 力 が 279kPa[gage]に 到 達 す る 事 象 発 生 約 13 時 間 ま でに残留熱除去系による原子炉注水等を実施し，常設低圧代替注水系
ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を停止するため，代替淡水貯槽の水量の減少は停止する。
こ の 間 の 代 替 淡 水 貯 槽 の 使 用 水 量 は 合 計 約 620m ３ で あ る 。

積積算算注注水水量量( m( ３m ３) )

常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水開始
常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注
水 系 （常 設 ）に よ る 原 子 炉 注 水 停 止
4,300m３

第 1図

外部水源による積算注水量（ 崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失 （ 取 水 機 能 が 喪 失 し た 場 合 ））4.

水源評価結果時 間 評 価 の 結 果 か ら ，7 日 間 の 対 応 に お い て 合 計 約 620m ３ の 水 が 必

要 と な る が ， 代 替 淡 水 貯 槽 に 4,300m ３ の 水 を 保 有 す る こ と か ら 必 要
水量を確保している。このため，安定して冷却を継続することが可能である。
添付 2.4.1.4-2

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））保守的に全ての設備が，事象発生直後から 7 日間燃料を消費するものとして
評価する。
時系列
常設代替高圧電源装置 5 台起動（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
420.0L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×5 台（運転台数）＝約 352.8kL

緊急時対策所用発電機 1 台起動（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
411L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×1 台（運転台数）＝約 70.0kL

添付 2.4.1.5-1

合計

判定

7 日間の
軽油消費量
約 352.8kL

軽油貯蔵タ
ンクの容量
は 約 800kL
であり，7 日
間対応可能

7 日間の
軽油消費量
約 70.0kL

緊急時対策
所用発電機
燃料油貯蔵
タンクの容
量 は 約 75kL
であり，7 日間の対応可能

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 ））主要負荷リスト
起動順序【 電 源 設 備：常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 】

緊急用母線自動起動負荷・ 緊 急 用 直 流 125V充 電 器
・その他必要な負荷
非常用母線２Ｃ自動起動負荷・ 直 流 125V充 電 器 Ａ
・非常用照明※４・ 120／ 240V計 装 用 主 母 線 盤 ２ Ａ
・その他必要な負荷
・その他不要な負荷※４
非常用母線２Ｄ自動起動負荷・ 直 流 125V充 電 器 Ｂ
・非常用照明※４・ 120／ 240V計 装 用 主 母 線 盤 ２ Ｂ
・その他不要な負荷※４
非常用ガス再循環系排風機
非常用ガス処理系排風機
その他必要な負荷
停止負荷
中央制御室換気系空気調和機ファン
中央制御室換気系フィルタ系ファン
その他必要な負荷
蓄電池室排気ファン
その他必 要 な 負荷
常設低圧代替注水系ポンプ
常設低圧代替注水系ポンプ
緊急用海水ポンプ
その他必要な負荷
残留熱除去系ポンプ
その他必要な負荷
停止負荷
常 設 低 圧 代 替 注 水 系 ポ ン プ 2台
代替燃料プール冷却系ポンプ

①

②

③

④

⑤
⑥
⑦
⑧
⑨
⑩
⑪
⑫

負荷起動時の最
大負荷容量(kW)

定常時の連続最大
負荷容量
(kW)

約 252

約 204

約 786

約 773

約 1,193

約 1,188

約 1,482

約 1,294

約 1,871

約 1,530

約 2,084

約 1,692

約 2,177
約 2,367

約 1,882
約 2,072

約 3,054

約 2,586

約 4,011

約 3,173約 − 380―

約 2,793約 30

約 2,902

約 2,823

負荷容量(kW)

主要機器名称

約 120
約 84
約 79
約 108
約 134
約 14
約 234
約 60
約 86
約 134
約 135
約 55
約8
約 95
約 − 52
約 45
約8
約 183
約8
約 154
約 190
約 190
約 510
約4
約 584
約3

負 荷 容 量 (kW)
常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 5台 の 最 大 容 量 6,900kW※ １

7,000

6,000

常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 5台 の 連 続 定 格 容 量 5,520kW※ ２

5,000

3,000

最大負荷容量
約 4,011kW

⑩

4,000

常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 2台の 最 大 容 量 2,760kW※ １

⑨

⑪
⑫

⑧
⑦
⑥
⑤
④

2,000

③
1,000

②
①

0

▲
常設代替高圧電源装置 2 台
起動

1▲
2
常設代替高圧電源装置 3 台
追加起動※３常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 2台の 連 続 定 格 容 量 2,208kW※ ２
3

13

14

24

経 過 時 間 (h)常設代替高圧電源装置の負荷積算イメージ
※1
※2
※3
※4

常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 定 格 出 力 運 転 時 の 容 量 （ 1,380kW×運 転 台 数 ＝ 最 大 容 量 ）常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 定 格 出 力 運 転 時 の 80％ の 容 量 （ 1,380kW×0.8×運 転 台 数 ＝ 連 続 定 格 容 量 ）非常用母線の負荷への給電に伴い，負荷容量が増加するため，常設代替高圧電源装置を 3 台追加起動する
有効性評価で期待していないが電源供給される不要な負荷

添付 2.4.1.6-1

2.4.2

残留熱除去系が故障した場合

2.4.2.1(1)

事故シーケンスグループの特徴，炉心損傷防止対策

事故シーケンスグループ内の事故シーケンス
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」に含まれる事故シーケ
ンスとしては，「 1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，①「過渡事象＋ＲＨＲ失敗」，②「過渡事象＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋Ｒ
ＨＲ失敗」，③「外部電源喪失＋ＤＧ失敗（ＨＰＣＳ成功）」，④「外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗（ＨＰＣＳ成功）」，⑤「外部電源喪失＋直流電源喪失（ＨＰＣＳ成功）」，⑥「手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋ＲＨＲ失敗」，⑦「手動停止／サポート系喪失（手動停止）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＲＨＲ失敗」，⑧「サポート系喪失（自動停止）＋ＲＨＲ失敗」，⑨「サポート系喪失（自動停止）＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＲＨＲ失敗」，⑩「サポート系喪失（直流電源故障）（外部電源喪失）＋ＤＧ失敗（ＨＰＣＳ成功）」，⑪「サポート系喪失（直流電源故障）（外部電源喪失）＋ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗（ＨＰＣＳ成功）」，⑫「中小破断ＬＯＣＡ＋ＲＨＲ失敗」及び⑬「大破断ＬＯＣＡ＋ＲＨＲ失敗」で
ある。

(2)

事故シーケンスグループの特徴及び炉心損傷防止対策の基本的考え方
本事故シーケンスグループは，原子炉冷却材喪失事故（以下「ＬＯＣＡ」という。）を起因事象とする事故シーケンスも含め炉心冷却に成功し，中長期的な格納容器の過圧・過温の観点では，崩壊熱が支配要因となることからＬＯＣＡも過渡事象も同等となり，崩壊熱除去機能喪失に対する重大事
故等対策に違いはない。また，ＬＯＣＡ時注水機能喪失及び雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）にて，ＬＯＣＡに加えて
2.4.2−1

崩壊熱除去機能が喪失した場合の重大事故等対策の有効性を確認している。
以上を踏まえ，事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）」では，運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故（ＬＯＣＡを除く。）の発生後，高圧注水機能等により炉心冷却には成功す
るが，残留熱除去系の故障により崩壊熱除去機能が喪失することを想定する。このため，炉心の崩壊熱により発生した蒸気が逃がし安全弁を介して格納容器に流入し格納容器圧力が上昇することで，緩和措置が取られない
場合には，炉心損傷より先に格納容器破損に至る。これに伴い炉心冷却機能を喪失する場合には，原子炉水位の低下が継続し，炉心が露出することで，炉心損傷に至る。
本事故シーケンスグループのうち残留熱除去系が故障した場合について
は，残留熱除去系の故障により崩壊熱除去機能が失われたことによって最
終的に炉心損傷に至る事故シーケンスグループである。このため，重大事
故等対策の有効性評価には，残留熱除去系の有する格納容器除熱機能に対する重大事故等対処設備に期待することが考えられる。
以上により，本事故シーケンスグループのうち残留熱除去系が故障した
場合については，原子炉注水機能を用いて原子炉へ注水することにより炉心損傷の防止を図るとともに，格納容器内の冷却を行い，代替の残留熱除去機能を用いて最終的な熱の逃がし場へ熱の輸送を行うことによって除熱を行い格納容器破損の防止を図る。

(3)

炉心損傷防止対策
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」のうち残留熱除去系が故障した場合において，炉心が著しい損傷に至ることなく，かつ十分な冷却を可能とするため，初期の対策として原子炉隔離時冷却系，高圧炉心ス
2.4.2−2

プレイ系，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注
水手段を整備し，安定状態に向けた対策として，逃がし安全弁（自動減圧機能）を開維持することで常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注
水系（常設）による炉心冷却を継続する。また，格納容器の健全性を維持するため，安定状態に向けた対策として，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及び格
納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱手段を整備する。なお，安定状態に向けた対策として，代替循環冷却系及び緊急用海水系を用いた原子炉注水及び格納容器除熱手段も整備している。代替循環冷却系及び緊
急用海水系を用いた原子炉注水及び格納容器除熱操作は，格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作に優先して実施するものであり，中央制御室からの遠隔操作により約 1 時間で実施可能であることから，格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作を実施する事象発生の約 28 時間後までに十分な時間余裕をもって完了することができる。また，これらの系統に期待する場合には，格納容器圧力逃がし装置に期待しなくても安定状態の達成が可能であり，この場合には格納容器圧力及び雰
囲気温度の評価項目に対する余裕は大きくなることから，評価上は保守的に期待しないこととする。対策の概略系統図を第 2.4.2−1 図に，対応手順の概要を第 2.4.2−2 図に示すとともに，対策の概要を以下に示す。また，重大事故等対策における手順と設備との関係を第 2.4.2−1 表に示す。
本事故シーケンスグループにおける重要事故シーケンスにおいて必要な要員は，災害対策要員（初動）19 名及び参集要員 5 名である。
災害対策要員（初動）の内訳は，当直発電長 1 名，当直副発電長 1 名，
運転操作対応を行うための当直運転員 5 名，指揮，通報連絡を行うための2.4.2−3

災害対策要員（指揮者等）4 名及び現場操作を行うための重大事故等対応
要員 8 名である。
参集要員の内訳は，タンクローリによる燃料給油操作を行うための重大事故等対応要員 2 名，格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作（現場での第二弁操作）を行うための重大事故等対応要員 3 名である。
必要な要員と作業項目について第 2.4.2−3 図に示す。
なお，重要事故シーケンス以外の事故シーケンスについては，作業項目
を重要事故シーケンスと比較し，必要な要員数を確認した結果，災害対策要員（初動）19 名及び参集要員 5 名で対処可能である。
ａ．原子炉スクラムの確認
運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故が発生して原子炉がスクラムしたことを確認する。
原子炉スクラムの確認に必要な計装設備は，平均出力領域計装等である。
ｂ．高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認
原子炉水位が原子炉水位異常低下（レベル２）設定点に到達した時点
で高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系が自動起動し，原子炉注水が開始され，原子炉水位が回復したことを確認する。また，主蒸気隔離弁が閉止し，逃がし安全弁（安全弁機能）により原子炉圧力が制御されるとともに，再循環系ポンプがトリップしたことを確認する。
高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認に必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域），原子炉隔離時冷却系系統流量等である。
外部電源が喪失している場合は，ディーゼル発電機が自動起動し，非2.4.2−4常用母線が受電される。
ｃ．原子炉水位の調整操作（原子炉隔離時冷却系）
原子炉水位回復後は，原子炉水位を監視しつつ，原子炉隔離時冷却系
により原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持する。また，原子炉隔離時冷却系により原子炉水位の維持が可能な場合は，高圧炉心スプレイ系による原子炉注
水を停止する。
原子炉水位の調整操作（原子炉隔離時冷却系）に必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域）等である。
ｄ．崩壊熱除去機能喪失の確認
サプレッション・プール水温度が 32℃に到達したことを確認し，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プ
ール冷却操作を試みるが，残留熱除去系の起動に失敗したことを確認し，崩壊熱除去機能喪失を確認する。
崩壊熱除去機能喪失の確認に必要な計装設備は，残留熱除去系ポンプ
吐出圧力等である。
ｅ．残留熱除去系の回復操作
崩壊熱除去機能喪失の確認後，残留熱除去系の機能回復操作を実施する。
ｆ．常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動操
作
崩壊熱除去機能喪失の確認後，低圧で注水可能な系統 ※ として，中央制御室からの遠隔操作により常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代
替注水系（常設）を起動する。
常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動操
2.4.2−5

作に必要な計装設備は，常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力である。
外部電源が喪失している場合は，中央制御室からの遠隔操作により常設代替高圧電源装置を起動し，緊急用母線を受電する。
緊急用母線の受電に必要な計装設備は，緊急用Ｍ／Ｃ電圧である。
※

本事故シーケンスでは，低圧で注水可能な系統として，自動起動した高圧
炉心スプレイ系若しくは低圧炉心スプレイ系又は残留熱除去系（低圧注水系）Ｃ系の手動起動に期待することも可能であるが，原子炉減圧時の水位回復性能を確認する観点で，注水流量の小さい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）に期待した評価としている。

ｇ．逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作
常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動準
備操作の完了後，サプレッション・プール水温度がサプレッション・プ
ール熱容量制限（原子炉が高圧の場合は 65℃）に到達したことを確認し，中央制御室からの遠隔操作により逃がし安全弁（自動減圧機能）の 7 個を手動開放し，原子炉減圧を実施する。
逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作に必要な計装設備は，原子炉圧力等である。
ｈ．原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（常設））
逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作により，原子炉圧力が常設低圧代替注水系ポンプの吐出圧力を下回ると，原子炉注水が開始され，原子炉水位が回復することを確認する。また，原子炉
水位回復後は，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子
炉水位高（レベル８）設定点の間で維持する。
原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（常設））に必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域）等である。
2.4.2−6

ｉ．代替循環冷却系による原子炉注水操作及び格納容器除熱操作
海水系による冷却水供給が確保された時点で中央制御室からの遠隔操作により，代替循環冷却系を起動し，原子炉注水を実施する。また，格
納容器圧力が 245kPa[gage]に到達した場合は，中央制御室からの遠隔操作により，代替循環冷却系による格納容器除熱を実施する。なお，代替
循環冷却系による原子炉注水操作及び格納容器除熱操作は解析上考慮しない。
代替循環冷却系による原子炉注水操作及び格納容器除熱操作に必要な計装設備は，代替循環冷却系格納容器スプレイ流量等である。
ｊ．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
崩壊熱除去機能を喪失しているため，格納容器圧力及び雰囲気温度が上昇する。格納容器圧力が 279kPa[gage]に到達した場合又はドライウェ
ル雰囲気温度が 171℃に近接した場合は，中央制御室からの遠隔操作に
より常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却を実施する。また，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を継続する。
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に必要な計装設備は，ドライウェル圧力，
サプレッション・チェンバ圧力，低圧代替注水系格納容器スプレイ流量，
サプレッション・プール水位等である。
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に伴い，サプレッション・プール水位は徐々に上昇する。サプレッション・プール水位が，通常水位＋5.5m に到達した
場合，格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱の準備とし
2.4.2−7

て，中央制御室からの遠隔操作により格納容器圧力逃がし装置一次隔離
弁の開操作を実施する。さらに，サプレッション・プール水位が，通常水位＋6.5m に到達した場合，中央制御室からの遠隔操作により常設低圧
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
格納容器冷却を停止する。
ｋ．格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作（サプレッション・チェンバ側）
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の停止後，格納容器圧力逃がし装置による格納
容器減圧及び除熱操作に備え炉心損傷が発生していないことを確認する。
また，格納容器減圧及び除熱操作前に，原子炉満水操作として，原子炉水位を可能な限り高く維持することで，格納容器への放熱を抑制し，格
納容器圧力の上昇を緩和する。なお，原子炉満水操作は，解析上考慮しない。
格納容器圧力が 310kPa[gage]に到達した場合，中央制御室からの遠隔操作により格納容器圧力逃がし装置二次隔離弁を全開としサプレッショ
ン・チェンバ側から格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作を実施する。
なお，格納容器圧力逃がし装置が使用できない場合には，耐圧強化ベント系による格納容器減圧及び除熱が可能である。
格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作に必要な計装設備は，ドライウェル圧力，サプレッション・チェンバ圧力，格納容
器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ），格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）
等である。
また，サプレッション・チェンバ側からの格納容器圧力逃がし装置の2.4.2−8ベントラインが水没しないことを確認する。
サプレッション・チェンバ側からの格納容器圧力逃がし装置のベント
ラインが水没しないことを確認するために必要な計装設備は，サプレッ
ション・プール水位等である。
ｌ．可搬型代替注水中型ポンプによる水源補給操作
水源補給のための可搬型代替注水中型ポンプ準備，ホース敷設等を実施し，代替淡水貯槽の残量に応じて，可搬型代替注水中型ポンプにより西側淡水貯水設備から代替淡水貯槽へ水源補給操作を実施する。
可搬型代替注水中型ポンプによる水源補給操作に必要な計装設備は，代替淡水貯槽水位である。
ｍ．タンクローリによる燃料給油操作
タンクローリにより可搬型設備用軽油タンクから可搬型代替注水中型
ポンプに燃料給油を実施する。
ｎ．使用済燃料プールの冷却代替燃料プール冷却系等を用いて使用済燃料プールへの注水及び冷却を実施する。

以降，炉心冷却は常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水により継続的に実施し，格納容器減圧及び除熱は格
納容器圧力逃がし装置により継続的に実施する。

2.4.2.2(1)

炉心損傷防止対策の有効性評価

有効性評価の方法
本事故シーケンスグループを評価する上で選定した重要事故シーケンス

は，「1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，過渡事象
2.4.2−9（原子炉水位の急速な低下に伴い，原子炉スクラム，高圧注水機能の自動起動，主蒸気隔離弁の閉止等が発生するため，事象発生後の状況判断における余裕時間の観点で厳しい給水流量の全喪失を選定）を起因事象とし，逃がし安全弁により原子炉圧力が高圧状態に制御される「過渡事象（給水流量の全喪失）＋ＲＨＲ失敗」である。
本重要事故シーケンスでは，炉心における崩壊熱，燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移，燃料被覆管酸化，燃料被覆管変形，沸騰・ボイド率変化，気液分離（水位変化）・対向流，気液熱非平衡及び三次元効果，原子炉圧力容器における冷却材放出（臨界流・差圧流），沸騰・凝縮・ボイド率変化，気液分離（水位変化）・対向流及びＥＣＣＳ注水（給水系及び代替注水設備含む）
並びに格納容器における格納容器各領域間の流動，気液界面の熱伝達，構造材との熱伝達及び内部熱伝導，スプレイ冷却及び格納容器ベントが重要現象となる。よって，これらの現象を適切に評価することが可能である長期間熱水力過渡変化解析コードＳＡＦＥＲ及びシビアアクシデント総合解析コードＭＡＡＰにより，原子炉圧力，原子炉水位，燃料被覆管温度，格
納容器圧力，格納容器雰囲気温度等の過渡応答を求める。なお，本有効性評価では，ＳＡＦＥＲコードによる燃料被覆管温度の評価結果は，ベスト
フィット曲線の破裂判断基準に対して十分な余裕があることから，燃料被覆管温度が高温となる領域において，燃料棒やチャンネルボックスの幾何学的配置を考慮した詳細な輻射熱伝達計算を行うことで燃料被覆管温度を
ＳＡＦＥＲコードよりも低めに評価するＣＨＡＳＴＥコードは使用しない。
また，解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，本
重要事故シーケンスにおける運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価する。

2.4.2−10

(2)有効性評価の条件
本重要事故シーケンスに対する主要な解析条件を第 2.4.2−2 表に示す。

また，主要な解析条件について，本重要事故シーケンス特有の解析条件を以下に示す。
ａ．事故条件(a)

起因事象
起因事象として，給水流量の全喪失が発生するものとする。

(b)

安全機能の喪失に対する仮定
残留熱除去系の故障等により，崩壊熱除去機能が喪失するものとす
る。

(c)

外部電源
外部電源はあるものとする。
外部電源がある場合，原子炉スクラムは，原子炉水位低（レベル３）
信号にて発生し，再循環系ポンプトリップは，原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて発生する。このため，原子炉水位の低下が大きくなることで，炉心の冷却の観点で厳しくなる。なお，運転員等操作においては，外部電源喪失についても考慮する。

ｂ．重大事故等対策に関連する機器条件(a)

原子炉スクラム
原子炉スクラムは，原子炉水位低（レベル３）信号によるものとする。

(b)

主蒸気隔離弁
主蒸気隔離弁は，原子炉水位異常低下（レベル２）信号により閉止するものとする。
2.4.2−11

(c)ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環系ポンプトリップ機能）
ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環系ポンプトリップ機能）は，原子炉水位異常低下（レベル２）信号により再循環系ポンプを全台トリップさせるものとする。
(d)

逃がし安全弁
逃がし安全弁（安全弁機能）にて原子炉冷却材圧力バウンダリの過度の圧力上昇を抑制するものとする。また，手動による原子炉減圧には，逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個を使用するものとし，容量として，1 弁当たり定格主蒸気流量の約 6％を処理するものとする。

(e)

高圧炉心スプレイ系
原子炉水位異常低下（レベル２）信号により自動起動し，最小流量特性（0m ３ ／h〜1,419m ３ ／h，注水圧力：0MPa[dif] ※ 〜7.65MPa[dif]）の流量で原子炉へ注水するものとする。また，原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）設定点まで回復し，原子炉隔離時冷却系のみにより
原子炉水位の維持が可能な場合は，注水を停止する。
※(f)MPa[dif]…原子炉圧力容器と水源との差圧（以下同様）

原子炉隔離時冷却系
原子炉水位異常低下（レベル２）信号により自動起動し，136.7m ３／h（原子炉圧力 1.04MPa[gage]〜7.86MPa[gage]において）の流量で原子炉へ注水するものとする。また，原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）設定点まで回復した以降は，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の範囲に維持し，原子炉減圧時の常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉水位回復性能を確認する観点で，原子炉減圧操作と同時に注水を停止する。
2.4.2−12(g)低圧代替注水系（常設）
常設低圧代替注水系ポンプ 2 台を使用するものとし，注水流量は，原子炉注水のみを実施する場合，機器設計上の最小要求値である最小流量特性（注水流量：0m ３ ／h〜378m ３ ／h，注水圧力：0MPa[dif]〜
2.38MPa[dif]）とし，原子炉注水と格納容器スプレイを同時に実施する場合，230m３ ／h（一定）を用いるものとする。また，原子炉水位が
原子炉水位高（レベル８）設定点まで回復した以降は，原子炉水位を
原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の範囲に維持する。

(h)

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）
常設低圧代替注水系ポンプ 2 台を使用するものとし，スプレイ流量
は，運転手順における調整範囲（102m３ ／h〜130m３ ／h）の上限である
130m ３ ／ h （ 一 定 ） を 用 い る も の と す る 。 ま た ， 格 納 容 器 圧 力 が217kPa[gage]に到達した場合に停止し，279kPa[gage]に到達した場合に再開する。

(i)

格納容器圧力逃がし装置
格納容器圧力逃がし装置二次隔離弁を全開とし，格納容器圧力が310kPa[gage]において 13.4kg／s の排気流量にて格納容器減圧及び除熱操作を実施するものとする。
なお，耐圧強化ベント系を使用する場合には，格納容器圧力逃がし装置を使用する場合と比較して実際の排気流量が大きくなり，格納容
器圧力の低下傾向が大きくなることから，格納容器圧力逃がし装置を用いた場合の条件に包含される。

ｃ．重大事故等対策に関連する操作条件
2.4.2−13

運転員等操作に関する条件として，「1.3.5

運転員等の操作時間に対する仮定」に示す分類に従って以下のとおり設定する。
(a)

逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（常設
低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水）は，運転手順に基づきサプレッション・プール水温度が 65℃に到達した場合に実施する。

(b)

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は，格納容器圧力が 279kPa[gage]に到達した場合に実施する。なお，格納容器スプレイは，サプレッ
ション・プール水位が通常水位＋6.5m に到達した場合に停止する。

(c)

格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作は，格納容器圧力が 310kPa[gage]に到達した場合に実施する。

(3)

有効性評価の結果
本重要事故シーケンスにおける原子炉圧力，原子炉水位（シュラウド内外水位） ※ ，注水流量，逃がし安全弁からの蒸気流量及び原子炉圧力容器
内保有水量の推移を第 2.4.2−4 図から第 2.4.2−8 図に，燃料被覆管温度，
燃料被覆管最高温度発生位置における熱伝達係数，燃料被覆管最高温度発
生位置におけるボイド率，高出力燃料集合体のボイド率，炉心下部プレナ
ム部のボイド率の推移及び燃料被覆管破裂が発生した時点の燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係を第 2.4.2−9 図から第 2.4.2−14
図に，格納容器圧力，格納容器雰囲気温度，サプレッション・プール水位及びサプレッション・プール水温度の推移を第 2.4.2−15 図から第 2.4.2−18 図に示す。
※

炉心冷却の観点ではシュラウド内水位に着目し，運転員操作の観点ではシュ

2.4.2−14ラウド外水位に着目するためシュラウド内外水位を合わせて示している。なお，シュラウド内は炉心部で発生するボイドを含む水位であることから，原子炉水位が低下する過程ではシュラウド外水位と比較して高めの水位を示す。

ａ．事象進展給水流量の全喪失が発生することで原子炉水位は低下し，原子炉水位
低（レベル３）信号により原子炉がスクラムする。原子炉水位が原子炉
水位異常低下（レベル２）設定点まで低下すると，主蒸気隔離弁の閉止及び再循環系ポンプトリップが発生するとともに，原子炉隔離時冷却系
及び高圧炉心スプレイ系が自動起動することで原子炉水位が維持される。
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）を起動し，事象発生の約 2 時間後にサプレッション・プール水温度がサ
プレッション・プール熱容量制限である 65℃に到達した時点で，逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個の手動による原子炉減圧を実施する。逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動開放による蒸気流出によって原子炉水位が低下するが，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水が開始されることで原子炉水位は回復し，炉心の冠水は維持される。なお，原子炉隔離時冷却系は，原子炉減圧と同時に停止する想定とする。
高出力燃料集合体及び炉心下部プレナムのボイド率については，原子炉水位及び原子炉圧力の変化に伴い増減する。
また，崩壊熱除去機能が喪失しているため，原子炉圧力容器内で発生した蒸気が逃がし安全弁を介して格納容器内に放出されることで，格納容器圧力及び雰囲気温度は上昇する。このため，事象発生の約 13 時間後に格納容器圧力が 279kPa［gage］に到達した時点で，常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の格納容器冷却2.4.2−15

を実施することにより，格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇は抑制される。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を実施することでサプレッション・プール水位は徐々に上昇し，事象発生の約 27 時間後にサプレッション・プール水位
が通常水位＋6.5m に到達した時点でサプレッション・チェンバ側のベントラインの機能維持のため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）による格納容器冷却を停止する。これにより格納容器圧力及び雰囲気温度は再び上昇傾向に転じ，事象発生の約
28 時間後に格納容器圧力が 310kPa[gage]に到達した時点で格納容器圧
力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作を実施することにより，格納容器圧力及び雰囲気温度は安定又は低下傾向となる。なお，格納容器減圧及び除熱実施時のサプレッション・プール水位は，ベント管真空破壊装置及びサプレッション・チェンバ側のベントライン設置高さと比較して十分に低く推移するため，これらの設備の機能は維持される。

ｂ．評価項目等
燃料被覆管温度は，第 2.4.2−9 図に示すとおり，炉心冷却が維持され，初期値（約 309℃）以下にとどまることから，評価項目である 1,200℃を下回る。また，燃料被覆管の酸化量は，酸化反応が著しくなる前の燃料被覆管厚さの 1％以下であり，評価項目である 15％を下回る。
原子炉圧力は，第 2.4.2−4 図に示すとおり，逃がし安全弁（安全弁機能）の作動により，約 7.79MPa[gage]以下に維持される。このため，原
子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力は，原子炉圧力と原子炉圧力容
器底部圧力との差（0.3MPa 程度）を考慮しても，約 8.09MPa[gage]以下であり，評価項目である最高使用圧力の 1.2 倍（10.34MPa[gage]）を下
2.4.2−16

回る。
格納容器圧力は，第 2.4.2−15 図に示すとおり，崩壊熱除去機能が喪失しているため，原子炉圧力容器内で発生した蒸気が格納容器内に放出されることによって，事象発生後に上昇傾向が継続するが，格納容器圧
力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱により低下傾向となる。事象発生の約 28 時間後に最高値の約 0.31MPa[gage]となるが，格納容器バウ
ンダリにかかる圧力は，評価項目である最高使用圧力の 2 倍（0.62MPa[gage]）を下回る。格納容器雰囲気温度は，第 2.4.2−16 図に示すとおり，事象発生の約 28 時間後に最高値の約 143℃となり，以降は低下傾向となっていることから，格納容器バウンダリにかかる温度は，評価項目である 200℃を下回る。
第 2.4.2−5 図に示すように，原子炉隔離時冷却系，高圧炉心スプレイ
系及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を継続することで，炉心の冠水状態が維持され，炉心冷却が維持される。また，第 2.4.2−15 図及び第 2.4.2−16 図に示すように，格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱を継続することで，高温停止での安定状態が確立する。
格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系による格納容器減圧及び除熱実施時の非居住区域境界及び敷地境界での実効線量は，ベントタ
イミングに有意な差はないが，原子炉冷却材圧力バウンダリの破断箇所
からドライウェルに放出された核分裂生成物がドライウェルベントによりサプレッション・プールでのスクラビング効果による除染を見込まずに環境へ放出される評価としているため，非居住区域境界及び敷地境界の実効線量が厳しくなる「2.6ＬＯＣＡ時注水機能喪失」の評価結果（非居住区域境界：約 1.6×10−１ mSv（格納容器圧力逃がし装置使用時），約2.4.2−17

6.2×10−１ mSv（耐圧強化ベント系使用時），敷地境界：約 4.1×10−１ mSv（格納容器圧力逃がし装置使用時），約 6.2×10−１ mSv（耐圧強化ベント系使用時））以下となり，5mSv を下回ることから，周辺の公衆に対して著しい放射線被ばくのリスクを与えることはない。
（添付資料 2.4.2.1）
安定状態が確立した以降は，残留熱除去系を復旧した後，残留熱除去
系（原子炉停止時冷却系）により冷温停止状態とする。
以上により，本評価では，「1.2.1.2

有効性を確認するための評価項

目の設定」に示す(1)から(4)の評価項目及び周辺の公衆に対して著しい放射線被ばくのリスクを与えないことについて，対策の有効性を確認した。

2.4.2.3

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲としては，運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価する。
本重要事故シーケンスでは，原子炉隔離時冷却系等により炉心冷却には成功するが，残留熱除去系の故障により崩壊熱除去機能が喪失することで格納
容器圧力及び雰囲気温度が上昇するため，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を実施すること
及び格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱を実施することが特徴である。よって，不確かさの影響を確認する運転員等操作は，事象進展に有意な影響を与えると考えられる操作として，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（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）並びに常設低圧代替注水系ポン
2.4.2−18

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格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作とする。
(1)

解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価
本重要事故シーケンスにおいて不確かさの影響評価を実施する重要事象

は，「1.7

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価方針」に示すとおりであり，それらの不確かさの影響評価の結果を以下に示す。
ａ．運転員等操作時間に与える影響
炉心における燃料棒表面熱伝達の不確かさとして，解析コードは炉心の冠水が維持される実験解析において，燃料被覆管温度をほぼ同等に評価する。有効性評価解析では，おおむね炉心の冠水状態が維持されており，燃料被覆管の最高温度は初期値以下にとどまることから，不確かさは小さく，また，事象初期の原子炉注水は原子炉隔離時冷却系及び高圧
炉心スプレイ系の自動起動により確保され，燃料被覆管温度を操作開始の起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
炉心における燃料被覆管酸化の不確かさとして，解析コードは酸化量及び酸化反応に伴う発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，
燃料被覆管温度を高めに評価する可能性がある。よって，実際の燃料被覆管温度は低くなるが，事象初期の原子炉注水は原子炉隔離時冷却系及
び高圧炉心スプレイ系の自動起動により確保され，燃料被覆管温度を操
作開始の起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
格納容器における格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導並びに気液界面の熱伝達の不確かさとして，格納容器モデル（格
納容器の熱水力モデル）はＨＤＲ実験解析において区画によって格納容
2.4.2−19

器雰囲気温度を十数℃程度，格納容器圧力を 1 割程度高めに評価する傾向が確認されているが，ＢＷＲの格納容器内の区画とは異なる等，実験体系に起因するものと考えられ，実機体系においては不確かさが小さくなるものと推定され，全体としては格納容器圧力及び雰囲気温度の傾向を適切に再現できていることから，格納容器圧力及び雰囲気温度を操作
開始の起点とする常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプ
レイ冷却系（常設）による格納容器冷却並びに格納容器圧力を操作開始の起点とする格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。また，格納容器各領域
間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導の不確かさにおいては，Ｃ
ＳＴＦ実験解析により格納容器温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定デー
タと良く一致することを確認しており，その差異は小さいことから，格納容器圧力及び雰囲気温度を操作開始の起点としている常設低圧代替注
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並びに格納容器圧力を操作開始の起点とする格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。
（添付資料 2.4.2.2）
ｂ．評価項目となるパラメータに与える影響
炉心における燃料棒表面熱伝達の不確かさとして，解析コードは炉心の冠水が維持される実験解析において，燃料被覆管温度をほぼ同等に評価する。有効性評価解析では，おおむね炉心の冠水状態が維持されており，燃料被覆管の最高温度は初期値以下にとどまることから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
炉心における燃料被覆管酸化の不確かさとして，解析コードは酸化量
2.4.2−20及び酸化反応に伴う発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，
燃料被覆管温度を高く評価することから，実際の燃料被覆管温度は低めとなり，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。ただし，炉心部の冠水が維持される本事故シーケンスでは，この影響は小さい。
格納容器における格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導並びに気液界面の熱伝達の不確かさとして，格納容器モデル（格
納容器の熱水力モデル）はＨＤＲ実験解析において区画によって格納容
器雰囲気温度を十数℃程度，格納容器圧力を 1 割程度高めに評価する傾向が確認されているが，ＢＷＲの格納容器内の区画とは異なる等，実験体系に起因するものと考えられ，実機体系においては不確かさが小さくなるものと推定され，全体としては格納容器圧力及び雰囲気温度の傾向を適切に再現できていることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導の不確かさにおいては，ＣＳＴＦ実験解析により格納容器雰
囲気温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認していることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
（添付資料 2.4.2.2）(2)

解析条件の不確かさの影響評価
ａ．初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件
初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件は，第2.4.2−2 表に示すとおりであり，これらの条件設定を設計値等の最確条件とした場合の影響を評価する。解析条件の設定に当たっては，設計値を用いるか又は評価項目となるパラメータに対する余裕が小さくなるよう保守的な設定をしていることから，この中で事象進展に有意な影響を2.4.2−21与える可能性がある項目について，評価結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
初期条件の燃料棒最大線出力密度は，解析条件で設定した 44.0kW／
m に対して最確条件は約 33kW／m〜約 41kW／m であり，最確条件とした
場合は燃料被覆管温度の上昇が緩和されるが，事象初期の原子炉注水は原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の自動起動により確保され，燃料被覆管温度を操作開始の起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件で設定した燃焼度
33GWd／t に対して最確条件は燃焼度 33GWd／t 以下であり，最確条件とした場合は解析条件で設定している崩壊熱と同等以下となる。燃焼度 33GWd／t の場合は，解析条件と最確条件は同等であることから運転
員等操作時間に与える影響はない。また，燃焼度 33GWd／t 未満の場合
は，原子炉からサプレッション・プールに流出する蒸気量が減少する
ことで，原子炉水位の低下は遅くなるが，事象初期の原子炉注水は原
子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の自動起動により確保されることから，運転員等操作時間に与える影響はない。また，同様に格納容器圧力及び雰囲気温度並びにサプレッション・プール水位及びサプレッション・プール水温度の上昇が遅くなり，これらのパラメータを起点とする運転員等操作の開始時間は遅くなる。
初期条件の原子炉圧力，原子炉水位，炉心流量及びドライウェル雰
囲気温度は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，事象進展に与える影響は小さいことから，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
事故条件の外部電源の有無については，起因事象発生から原子炉ス
2.4.2−22クラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳しくする条件として，外部電源ありを想定している。外部電源がない場合でも，非常用母線は非常用ディーゼル発電機等から自動的に受電され，また，常設低圧代替
注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動準備操作時間は，外部電源がない場合も考慮して設定していることから，運転員等操作時間に与える影響はない。
機器条件の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）は，最確条件とした場合はおおむね注水開始後の原子炉水位の回復が早くなり，炉心冠水後の原子炉水位の維持操作の開始が早くなる
が，原子炉減圧から水位回復までの原子炉水位を継続監視している期間の流量調整操作であるため，運転員等操作時間に与える影響はない。
機器条件の代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，解析条件で設定したスプレイ流量（130m ３ ／h 一定）に対して，最確条件は運転手順における流量調整の範囲（102m ３ ／h〜130m３ ／h）となる。最確条件とした場合，サプレッション・プール水位の上昇が緩和されることから，
サプレッション・プール水位を操作開始の起点とする運転員等操作の開始時間は遅くなる。
（添付資料 2.4.2.2）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
初期条件の燃料棒最大線出力密度は，解析条件で設定した 44.0kW／
m に対して最確条件は約 33kW／m〜約 41kW／m であり，最確条件とした
場合は燃料被覆管温度の上昇が緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。ただし，炉心部の冠水が維持される本事故シーケンスでは，この影響は小さい。
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件で設定した燃焼度
2.4.2−23

33GWd／t に対して最確条件は燃焼度 33GWd／t 以下であり，最確条件とした場合は解析条件で設定している崩壊熱と同等以下となる。燃焼度 33GWd／t の場合は，解析条件と最確条件は同等であることから評価項目となるパラメータに与える影響はない。また，燃焼度 33GWd／t未満の場合は，原子炉からサプレッション・プールに流出する蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下は緩和される。また，同様に格納容器圧力及び雰囲気温度並びにサプレッション・プール水位及びサプレッション・プール水温度の上昇は遅くなることから，評価項目とな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，炉心流量及びドライウェル雰
囲気温度は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，事象進展に与える影響は小さいことから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
事故条件の外部電源の有無については，起因事象発生から原子炉ス
クラムまでの期間の原子炉水位の低下を厳しくする条件として，外部電源ありを想定している。外部電源がない場合は，外部電源喪失に伴い原子炉スクラム，再循環系ポンプトリップ等が発生するため，外部電源がある場合と比較して原子炉水位の低下は緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
機器条件の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）は，最確条件とした場合はおおむね注水開始後の原子炉水位の回復が早くなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
機器条件の代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，解析条件で設定したスプレイ流量（130m ３ ／h 一定）に対して，最確条件は運転手順
2.4.2−24における流量調整の範囲（102m ３ ／h〜130m３ ／h）となる。最確条件とした場合でも，スプレイ流量は，格納容器圧力の上昇を抑制可能な範囲で調整し，また，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の停止後に格納容器最高使用圧力に到達した時点で格納容器ベントを実施する運転員等操作に変わりはなく，格納容器圧力の最高値はおおむね格納容器ベント時の圧力で決定されることから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
（添付資料 2.4.2.2）

ｂ．操作条件
操作条件の不確かさとして，操作に係る不確かさを「認知」，「要員配置」，「移動」，「操作所要時間」，「他の並列操作有無」及び「操作の確実さ」の 6 要因に分類し，これらの要因が運転員等操作時間に与える影響を評価する。また，運転員等操作時間に与える影響が評価項目となるパラメータに与える影響を評価する。評価結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作）は，解析上の操作開始時間としてサプレッション・プール水温度 65℃到達時を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，不確かさ要因により操作開始時間に与える影響は小さいことから，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等となる。
本操作は，解析コード及び解析条件（操作条件を除く。）の不確かさにより，操作開始時間が遅くなる可能性があるが，他の操作との重複もないことから，この他の操作に与える影響はない。
2.4.2−25

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操作は，解析上の操作開始時間
として，格納容器圧力 279kPa[gage]到達時を設定している。運転員等
操作時間に与える影響として，不確かさ要因により操作開始時間に与える影響は小さいことから，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等となる。本操作は，解析コード及び解析条件（操作条件を除く。）の不確かさにより，操作開始時間は遅くなる可能性があるが，並列して実施する場合がある原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（常設））とは同一の制御盤による対応が可能であることから，この他の操作に与える影響はない。
操作条件の格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操
作は，解析上の操作開始時間として，格納容器圧力 310kPa[gage]到達時を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，不確かさ
要因により操作開始時間に与える影響は小さいことから，実態の操作
開始時間は解析上の設定とほぼ同等となる。仮に中央制御室での遠隔操作に失敗した場合は，現場操作にて対応するため，75 分程度操作開始時間が遅れる可能性がある。本操作は，解析コード及び解析条件（操作条件を除く。）の不確かさにより，操作開始時間は遅くなる可能性があるが，並列して実施する場合がある原子炉水位の調整操作（低圧代
替注水系（常設））とは異なる運転員による対応が可能であることから，
この他の操作に与える影響はない。なお，遠隔操作失敗時に現場操作にて対応する場合にも，異なる要員により対応が可能であることから，
この他の操作に与える影響はない。
（添付資料 2.4.2.2）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
2.4.2−26

操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水）は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時間は解析上の操作開始時間よりも遅くなる可能性があるが，この場合でもパラメータが操作実施基準に到達した時点で開始することで同等の効果が得られ，事象進展に変わりがないことから，評価項目となるパラメータ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代替格納容器スプレ
イ冷却系（常設）による格納容器冷却操作は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時間は解析上の操作開始時間よりも遅くなる可能性があるが，この場合でもパラメータが操作実施基準に到達した時点で開始することで同等の効果が得られ，有効性評価解析
における格納容器圧力の最高値に変わりがないことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
操作条件の格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操
作は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時間は
解析上の操作開始時間よりも遅くなる可能性があるが，この場合でもパラメータが操作実施基準に到達した時点で開始することで同等の効果が得られ，有効性評価解析における格納容器圧力の最高値に変わりがないことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。仮に格納容器ベント時に遠隔操作に失敗した場合は，現場操作にて対応するため，75 分程度操作開始時間が遅れる可能性がある。この場合，格納容器圧力は 0.31MPa[gage]より若干上昇し，評価項目となるパラメータに影響を及ぼすが，この場合でも 0.62MPa[gage]を十分に下回ることから，格納容器の健全性の観点からは問題とならない。
2.4.2−27

（添付資料 2.4.2.2）(3)

操作時間余裕の把握
操作開始時間の遅れによる影響度合いを把握する観点から，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認できる範囲内での操作時間余裕を確認し，その結果を以下に示す。
操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作）は，原子炉隔離時冷却系による注水持続が可能な時間内に実施することで炉心損傷を回避することが可能であり，事象発生から少なく
とも 8 時間程度の時間余裕がある。なお，高圧炉心スプレイ系による原子炉注水を継続することも可能であり，この場合は更に余裕時間がある。
操作条件の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は，事象発生の約 13 時間後に実施するものであり，準備時間が確保できることから，時間余裕がある。
操作条件の格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作は，事象発生の約 28 時間後に実施するものであり，準備時間が確保できること
から，時間余裕がある。仮に，中央制御室からの遠隔操作に失敗し，現場操作にて格納容器圧力逃がし装置二次隔離弁の開操作を実施する場合には，格納容器ベント操作の開始が遅れることで，格納容器圧力は0.31MPa[gage]から上昇するが，格納容器スプレイを停止した時点の格納容
器圧力約 0.255MPa[gage]から 0.310MPa[gage]到達までの時間が約 1 時間であることから外挿すると，0.31MPa[gage]から 0.62MPa[gage]に到達するまでに 5 時間程度の時間余裕があり，現場操作に要する時間は 75 分程度であることから，時間余裕がある。
2.4.2−28

（添付資料 2.4.2.2）

(4)

ま と め
解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作
時間余裕を確認した。この結果，解析コード及び解析条件の不確かさが運転員等操作時間に与える影響等を考慮した場合においても，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。この他，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認できる範囲内において，操作時間には時間余裕がある。

2.4.2.4(1)

必要な要員及び資源の評価

必要な要員の評価
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」の残留熱除去系が故障した場合の重大事故等対策に必要な災害対策要員（初動）は，「2.4.2.1（3）
炉心損傷防止対策」に示すとおり 19 名である。
「6.2

重大事故等対策時に必要な要員の評価結果」で説明している災害対策要員（初動）の 39 名で対処可能である。
また，必要な参集要員は，「2.4.2.1（3）炉心損傷防止対策」に示すとおり 5 名であり，参集要員 72 名に含まれることから対処可能である。

(2)

必要な資源の評価
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」の残留熱除去系が故障した場合において，必要な水源，燃料及び電源は「6.1(2)件」の条件にて評価を行い，以下のとおりである。
2.4.2−29

資源の評価条ａ．水源

常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原
子炉注水操作及び代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器
冷却操作については，7 日間の対応を考慮すると，合計約 5,410m３ の水が必要となる。
水源として，代替淡水貯槽に 4,300m３ 及び西側淡水貯水設備に 4,300m
３，合計 8,600m ３ の水を保有しており，西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代替注水中型ポンプによる代替淡水貯槽への補給操作を行うことで，代替淡水貯槽を枯渇させることなく，7 日間の対応が可能である。
高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系による原子炉注水操作については，サプレッション・チェンバを水源とすることから，水源が枯渇することはなく，7 日間の対応が可能である。
なお，外部電源喪失を想定した場合でも同様である。
（添付資料 2.4.2.3）

ｂ．燃料

外部電源喪失を想定した場合，事象発生直後から 7 日間の非常用ディーゼル発電機，高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機及び常設代替交流
電源設備（常設代替高圧電源装置 2 台）の運転を想定すると，非常用ディーゼル発電機については約 484.0kL，高圧炉心スプレイ系ディーゼル
発電機については約 130.3kL，常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 2 台）については約 141.2kL，合計で 755.5kL の軽油が必要となる。軽油貯蔵タンクには約 800kL の軽油を保有していることから，非常用ディーゼル発電機，高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機及び常設代
替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 2 台）による 7 日間の電源供給
2.4.2−30

の継続が可能である。
可搬型代替注水中型ポンプ（1 台）による西側淡水貯水設備から代替淡水貯槽への補給について，事象発生直後から 7 日間の可搬型代替注水
中型ポンプ（1 台）の運転を想定すると，約 6.0kL の軽油が必要となる。
可搬型設備用軽油タンクには約 210kL の軽油を保有していることから，可搬型代替注水中型ポンプ（1 台）による 7 日間の西側淡水貯水設備から代替淡水貯槽への補給の継続が可能である。
（添付資料 2.4.2.4）

ｃ．電源

外部電源喪失を想定した場合，重大事故等対策時に必要な負荷のうち，非常用ディーゼル発電機等からの電源供給を考慮する負荷については，
非常用ディーゼル発電機等の容量内に収まることから，必要負荷に対しての電源供給が可能である。
常設代替交流電源設備からの電源供給を考慮する負荷については約
1,128kW であるが，常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 2 台）の連続定格容量は 2,208kW であることから，必要負荷に対しての電源供給が可能である。
緊急時対策所用発電機については，必要負荷に対しての電源供給が可能である。
（添付資料 2.4.2.5）

2.4.2.5

結論

事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」の残留熱除去系が故障した場合では，炉心冷却には成功するが，崩壊熱除去機能の喪失により炉心損
2.4.2−31

傷より先に格納容器が破損し，これに伴い炉心冷却機能を喪失することにより，原子炉水位が低下し炉心が露出することで炉心損傷に至ることが特徴である。事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」の残留熱除去系が故障した場合に対する炉心損傷防止対策としては，初期の対策として原子炉隔
離時冷却系，高圧炉心スプレイ系，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水手段を整備し，安定状態に向けた対策として，逃がし
安全弁（自動減圧機能）を開維持することで常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による炉心冷却を継続する。また，格納容器の健全性を維持するため，安定状態に向けた対策として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
及び格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱手段を整備している。
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」の重要事故シーケンス「過渡事象（給水流量の全喪失）＋ＲＨＲ失敗」について有効性評価を行った。
上記の場合においても，原子炉隔離時冷却系，高圧炉心スプレイ系，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧及び常設低圧代替注水系
ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水並びに常設低圧代
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）による格納容器冷却及び格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱を実施する
ことで，炉心の著しい損傷を防止することができる。
その結果，燃料被覆管最高温度及び酸化量，原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力並びに格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度は，評価項目を満足している。また，安定状態を維持することができる。
なお，格納容器圧力逃がし装置等の使用による非居住区域境界及び敷地境
2.4.2−32

界での実効線量は，周辺公衆に対して著しい被ばくのリスクを与えることはない。
解析コード及び解析条件の不確かさの影響について確認した結果，運転員
等操作時間に与える影響及び評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，対策の有効性が確認できる範囲内において，操作時間余裕について確認した結果，操作が遅れた場合でも一定の余裕がある。
重大事故等対策に必要な要員は，災害対策要員にて確保可能である。また，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
以上のことから，事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」の残留熱除去系が故障した場合において，原子炉隔離時冷却系，高圧炉心スプレイ
系，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧及び常設低圧代
替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水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）による格納容器冷却及び格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱の炉心損傷防止対策は，選定した重要事故シーケンスに対して有効であることが確認でき，事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」の残留熱除去
系が故障した場合に対して有効である。

2.4.2−33

２Ｃ 非常 用 ディーゼル発電機，２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系デ ィー ゼ ル発電機

凡

例
：安 全機 能 の喪 失を 仮定 す る設 備
：評 価上 考 慮し ない 設備

逃が し安 全 弁
（安 全弁 機 能）Ｇ
常設 代替 高圧電源装置

ター ビン へ

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器

Ｇ

原子炉建屋
東側接続口

軽油 貯蔵タンク

可搬 型代 替 注水
中型 ポン プドラ イウ ェ ル

2.4.2-34

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ )

←

→

残留 熱除 去 系
ポン プ ( Ａ )残留 熱除 去 系
ポン プ ( Ｂ )

※1
緊急用海水
ポンプ（Ａ），（Ｂ）

→

※1

→

※2

※1 海へ

タン クロ ー リ
原子 炉建 屋西側 接続 口

高所 東側
接続 口

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポン プ

残留 熱除 去 系ポ ンプ ( Ｃ )←↑可搬 型設 備 用軽 油タ ンク

常設 低圧 代 替注 水系↑ ポン プ ( Ａ ) ， ( Ｂ )

海へ ※2

←

→
残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ
(Ｂ )， ( Ｄ )

↑

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ )

高所 西側
接続 口

→

※2

※3

サプ レッ シ ョン・プ ール

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ ( Ａ ) ， ( Ｃ )→格納 容器 圧 力逃 がし 装置

サプ レッ シ ョン ・
チェ ンバ

↑

→

※3

→

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポン プ

海

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽←
常設 高圧 代 替注 水系 ポン プ

第 2.4.2−1 図

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）時の重大事故等対策の概略系統図（1／4）（高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系による原子炉注水段階）

凡

２Ｃ 非常 用 ディーゼル発電機，２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系デ ィー ゼ ル発電機

例
：安 全機 能 の喪 失を 仮定 す る設 備
：評 価上 考 慮し ない 設備

逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）Ｇ
常設 代替 高圧電源装置

ター ビン へ
原子炉建屋
東側接続口

軽油 貯蔵タンクドラ イウ ェ ル

2.4.2-35

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

←

→

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)※1
緊急用海水ポンプ（Ａ），（Ｂ）→

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ
(Ｂ)，(Ｄ)

↑

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

タン クロ ー リ
原子 炉建 屋西側 接続 口

高所 東側
接続 口
高所 西側
接続 口

→

※2

格納 容器 圧 力逃 がし 装置※3

サプ レッ シ ョン・プ ール

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ(Ａ )，(Ｃ)→※3

サプ レッ シ ョン ・
チェ ンバ

↑

→

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器

Ｇ

→

※1

→

※2

※1 海へ

常設 低圧 代 替注 水系↑ ポン プ ( Ａ ) ， ( Ｂ )

海へ ※2

←

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポン プ

残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ)←↑

可搬 型設 備 用軽 油タ ンク

可搬 型代 替 注水 中型 ポン プ

→

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポン プ

海

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽

西側 淡水 貯 水設 備←
常設 高圧 代 替注 水系 ポン プ

第 2.4.2−1 図 崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）時の重大事故等対策の概略系統図（2／4）（常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水段階）

２Ｃ 非常 用 ディーゼル発電機，２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系デ ィー ゼ ル発電機

凡

例
：安 全機 能 の喪 失を 仮定 す る設 備
：評 価上 考 慮し ない 設備

逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）Ｇ
常設 代替 高圧電源装置

ター ビン へ
原子炉建屋
東側接続口

軽油 貯蔵タンクドラ イウ ェ ル

2.4.2-36

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

←

→

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)※1
緊急用海水ポンプ（Ａ），（Ｂ）→

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ
(Ｂ)，(Ｄ)

↑

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

タン クロ ー リ
原子 炉建 屋西側 接続 口

高所 東側
接続 口
高所 西側
接続 口

→

※2

格納 容器 圧 力逃 がし 装置※3

サプ レッ シ ョン・プ ール

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ(Ａ )，(Ｃ)→※3

サプ レッ シ ョン ・
チェ ンバ

↑

→

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器

Ｇ

→

※1

→

※2

※1 海へ

常設 低圧 代 替注 水系↑ ポン プ ( Ａ ) ， ( Ｂ )

海へ ※2

←

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポン プ

残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ)←↑

可搬 型設 備 用軽 油タ ンク

可搬 型代 替 注水 中型 ポン プ

→

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポン プ

海

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽

西側 淡水 貯 水設 備←
常設 高圧 代 替注 水系 ポン プ

第 2.4.2−1 図

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）時の重大事故等対策の概略系統図（3／4）（常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水及び代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却段階）

凡

２Ｃ 非常 用 ディーゼル発電機，２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系デ ィー ゼ ル発電機

例
：安 全機 能 の喪 失を 仮定 す る設 備
：評 価上 考 慮し ない 設備

逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）Ｇ
常設 代替 高圧電源装置

ター ビン へ

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器

Ｇ

原子炉建屋
東側接続口

軽油 貯蔵タンクドラ イウ ェ ル

2.4.2-37

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

※3

格納 容器 圧 力逃 がし 装置

サプ レッ シ ョン ・
チェ ンバ

↑

※3

↑

サプ レッ シ ョン・プ ール

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ(Ａ)，(Ｃ)

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

タン クロ ー リ
原子 炉建 屋西側 接続 口

高所 東側
接続 口
高所 西側
接続 口

→

←

→

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)

※1

→

緊急用海水
ポンプ（Ａ），（Ｂ）

→
※2

→

※1

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ
(Ｂ)，(Ｄ)

→

※2

→

※1 海へ

常設 低圧 代 替注 水系↑ ポン プ ( Ａ ) ， ( Ｂ )

海へ ※2

←

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポン プ

残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ)←↑

可搬 型設 備 用軽 油タ ンク

可搬 型代 替 注水 中型 ポン プ

→

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポン プ

海

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽

西側 淡水 貯 水設 備←
常設 高圧 代 替注 水系 ポン プ

第 2.4.2−1 図

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）時の重大事故等対策の概略系統図（4／4）（常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水及び格納容器圧力逃がし装置を使用した格納容器除熱段階）

凡(解析 上 の時 刻)

例：操 作・ 確 認（ 運転 員）(約 0 秒 ）

給水流量の全喪失：プ ラン ト 状態 （解 析）：判 断：解 析上 考 慮し ない 操作

原子炉水位低（レベル３）
設定点到達：重 大事 故 等対 応要 員（ 現 場） の作 業
：運 転員 と 重大 事故 等対 応 要員 （現 場 ）原子炉スクラムの確認の共 同作 業※１

原子炉水位異常低下（レベル２）設定点到達（約 20 秒）

高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔
離時冷却系の自動起動の確認 ※ ２

原子炉水位の調整操作（原子炉隔離時冷却系）※３

使用 済燃 料 プー ルの冷 却操 作再循 環系 ポ ンプ
トリ ップ 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

高圧 炉 心 ス プ レ イ 系 及 び 原 子 炉 隔 離 時 冷 却
系以 外に よ る原 子炉 注水 操 作・高 圧代 替 注水 系に よる 原 子炉 注水 操 作

Ⅰ

サプレッション・プール水温度
32℃到達

※１

原 子 炉ス クラ ムは ， 中央 制御 室 に て平 均出 力 領域 計装 等に よ り確 認す る 。

※２

中 央 制御 室に て，機器 ラン プ 表示，警報，ポ ンプ 吐出 圧力 ，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

高 圧 炉心 スプ レイ 系 及び 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。 原 子 炉 水 位が 安 定 し て 維持 さ
れる 場合 は ，高 圧炉 心ス プ レイ 系は 待 機 状態 とす る 。

※４

サ プ レッ ショ ン・プ ール 水 温度 32℃到 達に て サプ レッ ショ ン・プ ー ル冷 却 の実 施を 判 断す るが， 操作 に 失敗 する こと で 崩壊 熱除 去 機 能喪 失を 判 断す る。

※５

崩 壊 熱 除去機 能 喪 失 の確 認 後 ， あ ら かじ め 低 圧 で 注水 可 能 な 系統 の 準 備 操 作 を実 施 す る 。な
お ， 本事 故 シ ー ケ ンス で は ， 低 圧で 注 水 可 能 な系 統 と し て ，自 動 起 動 し た高 圧 炉 心 ス プレ イ
系 若 しく は 低 圧 炉 心ス プ レ イ 系 又は 残 留 熱 除 去系 （ 低 圧 注 水系 ） Ｃ 系 の 手動 起 動 に 期 待す る
こ と も可 能 で あ る が， 原 子 炉 減 圧時 の 水 位 回 復性 能 を 確 認 する 観 点 で ， 注水 流 量 の 小 さい 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 期待 し た評 価と し て いる 。

※６

外 部 電源 がな い場 合 には ，常 設 代 替高 圧電 源 装置 によ る緊 急 用母 線の 受 電 操作 を実 施 する 。

※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 原子 炉 注水 可能 な系 統 又は 低圧 代 替 注水系 1 系
統 以 上起 動 で き た 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 常設 低 圧 代 替 注水 系 ポ ン プ を用 い た 低 圧 代替 注 水 系 （ 常設 ） に よ る 原子 炉 注 水 が 開始 され た 後に 原 子 炉 隔 離時 冷 却 系 が 停止 す る が ， 常設 低 圧 代 替 注水 系 ポ ン プ を用 い た 低 圧 代替 注
水 系 （常 設 ） の み によ る 原 子 炉 注水 性 能 を 確 認す る 観 点 で ，原 子 炉 減 圧 開始 と 同 時 に 原子 炉
隔離 時冷 却 系は 停止 する 想 定と して い る 。

※８

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 お それ 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 の いず れか 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燃料有効長頂部以上であることが判断できない
場合※９

原 子 炉 水位不 明 の 場 合は ， 原 子 炉 圧 力容 器 を 満 水 とし ， 原 子 炉圧 力 と サ プ レ ッシ ョ ン ・ チェ
ンバ 圧力 の 差圧 を確 認す る こと で，原子 炉 水位 が燃 料 有効 長頂 部以 上 であ るこ と を 確認 する 。

※１ ０

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γ線線量率が，設計基準事故における原子炉冷却材喪失
時の 追加 放 出量 に相 当す る 指示 値の 10 倍 以上 とな っ た場 合
なお，格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）及び（Ｓ／Ｃ）による炉心損傷発生の判断がで きな い 場合 は， 原子 炉 圧力 容器 温 度 によ り判 断 する 。

※ １１

常 設 低圧代 替 注 水 系ポ ン プ を 用 い た低 圧 代 替 注 水系 （ 常 設 ）に よ り ， 原 子 炉水 位 を 原 子炉
水位 低（ レ ベル ３） 設定 点 から 原子 炉 水 位高 （レ ベ ル８ ）設 定点 の 間に 維持 す る 。

※１ ２解 析上 考慮 しな い 代替 循環 冷 却 系は ，実 際 には 以下 の運 用 とし てい る 。
・事象初期における原子炉注水に当たっては，海水系による冷却水供給を必要としない
低圧代替注水系（常設）を優先し，海水系による冷却水供給が確保された後に代替循
環冷 却系 に よる 原子 炉注 水 に切 り替 え る 。
・格 納容 器 圧力 が 245kPa[gage]に 到達 し た時 点で ， 代替 循環 冷却 系 によ る格 納 容 器ス プ
レイを実施する。また，代替循環冷却系は，原子炉注水及び格納容器スプレイの併用が可 能な 設 計と して いる 。

※ １３

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 は ， 解 析 上 は 130m ３ ／ h 一 定 流 量 で ， 格 納 容 器 圧 力 を 217kPa[gage] か ら
279kPa[gage]の 範囲 に 維 持 す る よ う 間欠 運 転 と して い る が ， 実 際 には 運 転 手 順 に 従 い 格納容器 圧力 を 217kPa[gage]から 279kPa[gage]の 範囲 に 維持 する よう 102m ３ ／h〜130m ３ ／h の範囲 でス プ レイ 流量 を調 整 する 。

※１ ４

サ プレ ッシ ョン・プー ル 水位 が 通常 水位 ＋5.5m に 到 達し た場 合は ，格納 容器 ベン ト 準備 の
た め ，中 央 制 御 室 にて 機 器 ラ ン プ 表示 に よ り 系統 構 成 を 確 認す る と と も に ，格 納 容 器 圧力
逃が し装 置 一次 隔離 弁を 全 開と する 。
格納 容器 圧 力逃 がし 装置 一 次隔 離弁 の 開 操作 は，「 サプ レッ ショ ン・チェ ンバ 側 」を優 先して実 施し ，中 央 制御 室か ら の遠 隔操 作 及 び現 場で の 手動 操作 に失 敗 した 場合 は，「 ドラ イウ
ェル 側」 の 開操 作を 実施 す る。

※ １５

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 の停 止 は， 以下 によ り 判断 する 。
・サ プレ ッ ショ ン・ プー ル 水位 が通 常 水 位＋6.5m に到 達

※ １６

格 納 容器減 圧 及 び 除熱 操 作 前 に ， 原子 炉 水 位 を 可能 な 限 り 高く 維 持 す る こ とで ， 格 納 容器
への 放熱 を 抑制 し， 格納 容 器圧 力の 上 昇 を緩 和す る （解 析上 考慮 し ない。）。

崩壊熱除去機能喪失の確認 ※ ４

残留 熱除 去 系の回 復操 作
常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動操作 ※ ５ ， ６（約 2 時 間 ）低圧 代替 注 水系（ 常 設）以外 によ る 原子 炉注 水操 作・代 替循 環 冷却 系に よる 原 子炉 注水 操 作
・制 御棒 駆 動水 圧系 によ る 原子 炉注 水 操 作
・ほ う酸 水 注入 系に よる 原 子炉 注水 操 作
・消 火系 に よる 原子 炉注 水 操作
・補 給水 系 によ る原 子炉 注 水操 作
・可搬 型 代替 注水 中型 ポ ンプ を用 い た低 圧代 替注 水系（ 可搬 型 ）に よる 原子 炉 注水 操作
・可搬 型 代替 注水 大型 ポ ンプ を用 い た低 圧代 替注 水系（ 可搬 型 ）に よる 原子 炉 注水 操作

サプレッション・プール水温度
65℃到達

逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作 ※ ７

原子炉水位不明でないことの確認 ※８

可搬 型代 替 注水 中型
ポン プに よ る
水源 補給 操 作

水位 不明
原子 炉
満水操作 ※ ９

水位不明ではない

格納容器圧力279kPa[gage]到達

タン クロ ー リに よる
燃料 給油 操 作

炉心 損傷 な しの
継続 確認 ※１０
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

原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（常設））※１１（約 13 時間 ）Ⅱ

代替循環冷却系の原子炉注水操作及び 格納 容 器除 熱操 作 ※ １ 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 ※ １ ３（約 24 時間 ）サプレッション・プール
通常水位＋5.5m 到達

格納容器圧力逃がし装置による格
納容器減圧及び除熱の準備操作※１４（約 27 時間 ）サプレッション・プール水位
通常水位＋6.5m 到達

代替 格納 容 器ス プレ イ冷 却 系（常 設）及び 代替 循環 冷 却
系以 外に よ る格 納容 器冷 却 操作
・可搬型 代 替注 水中 型ポ ン プを 用い た 代替 格納 容器 ス プ
レイ 冷却 系 （可 搬型 ）に よ る格 納容 器 冷 却操 作
・可搬型 代 替注 水大 型ポ ン プを 用い た 代替 格納 容器 ス プ
レイ 冷却 系 （可 搬型 ）に よ る格 納容 器 冷 却操 作
・消 火系 に よる 格納 容器 冷 却操 作
・補 給水 系 によ る格 納容 器 冷却 操作
・ドライ ウ ェル 内ガ ス冷 却 装置 によ る 格納 容器 除熱 操 作

Ⅲ
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
格納容器冷却の停止操作 ※ １ ５（約 28 時間 ）原子 炉満 水 操作

※１６

格納容器圧力310kPa[gage]到達

格納容器圧力逃がし装置による格納
容器減圧及び除熱操作（サプレッション・チェンバ側）

常 設 低 圧 代 替 注水 系ポンプを 用いた低圧 代替注水系（常設 ） に よる 原 子 炉 注 水 を継 続すること で，原子炉 水位を維持し，格 納 容 器
圧 力 逃 が し 装 置に よる格納容 器減圧及び 除熱を継続するこ と で 格
納 容 器 圧 力 等 の低 下傾向を確 認する。ま た，機能喪失して い る 設
備 の 復 旧 を 試 み， 残留熱除去 系の復旧後 ，残留熱除去系（ 原 子 炉
停 止 時 冷 却 系 ）に より冷温停 止状態とし ，代替循環冷却系 又 は 残
留 熱 除 去 系 （ 格納 容器スプレ イ冷却系） 及び残留熱除去系 （ サ プ
レ ッ シ ョ ン ・ プー ル冷却系） による除熱 が可能であること 及 び 水
素 濃 度 制 御 が 可能 であること を確認した 後に格納容器圧力 逃 が し装置 によ る 格納容器除熱を停止し，格納容器を隔離状態とす る。

第 2.4.2−2 図

格納 容器 圧 力逃 がし 装置 以 外に よる 格 納 容器
減圧 及び 除 熱操 作
・耐 圧強 化 ベン ト系 によ る 格納 容器 減 圧 及び
除熱 操作

Ⅳ

【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
技術 基準 上 の全 ての 要求 事 項を 満た す こ とや 全て の プラ ント 状況 に おい て使 用 す るこ とは 困 難で ある が，
プラ ント 状 況に よっ ては ，事 故対 応に 有 効な 設備 と なる 代替 循環 冷 却系 ，制御 棒 駆動 水圧 系 ，ほう 酸水 注入
系，消火 系，補給 水 系，可搬 型代 替 注水 中 型ポ ンプ を 用い た低 圧代 替 注水 系（ 可搬 型）及び 可搬 型 代替 注水
大型 ポン プ を用 いた 低圧 代 替注 水系 （ 可 搬型 ）に よ る原 子炉 注水 も 実施 可能 で あ る。
Ⅲ
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 を優 先す るが ，可 搬型 代 替注 水中型ポ ン プを 用い た 代替 格納 容 器ス プレ イ冷 却 系（可 搬型 ）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 。
技術 基準 上 の全 ての 要求 事 項を 満た す こ とや 全て の プラ ント 状況 に おい て使 用 す るこ とは 困 難で ある が，
プラ ント 状 況に よっ ては ，事故 対 応に 有効 な設 備と な る消 火系 及び 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 を緩 和
させ るこ と も可 能で ある 。
Ⅳ
格納 容器 圧 力逃 がし 装置 に よる 格納 容 器 減圧 及び 除 熱を 優先 する が ，耐 圧 強化 ベン ト系 によ る 格納 容器 減
圧及 び除 熱 も可 能で ある 。

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）の対応手順の概要

2.4.2-38

崩壊 熱 除去 機能 喪 失 （ 残留 熱 除去 系が 故 障し た 場 合 ）経過 時 間（ 分）0【 】は他作業後移動してきた要員

当直発電長

1人

中央監視
運転操作指揮

補佐

当直副発電
長

1人

運転操作指揮補佐

指揮者等

災害対策要員
（指揮者等）

4人

初動での指揮発電所内外連絡

当直運転員
（現場）

30

40

50

60

70

80

90

100

110

備考

原子 炉ス ク ラム

責任者

当直運転員
（中央制御室）20

事象 発生

実施箇所・必要要員数

操作項目

10

約20秒

原 子炉 水位 異常 低 下（ レベ ル ２）設定 点到 達

操作の内容

プラ ント 状 況判 断

重大事故等対応要員（現場）●原子炉スクラムの確認●タービン停止の確認●外部電源喪失の確認

状況判断

2人
A,B

外部電源喪失の確認
及び非常用ディーゼ
ル発電機等の自動起動の確認は，外部電源がない場合に実施
する●給水流量全喪失の確認
−

10 分

−
●再循環系ポンプトリップの確認●主蒸気隔離弁閉止及び逃がし安全弁（安全弁機 能）による原子炉圧力制御の確認●非常用ディーゼル発電機等の自動起動の確認●高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認

原子炉水位の調 整
操作(原 子炉隔 離時冷却系及び高 圧
炉心スプレイ系)

【1人】
A

−

−

●原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系に よる原子炉注水の調整操作

崩壊熱除去機能 喪
失の確認

【1人】
B

−

−

●残留熱除去系(サプレッション・プール冷却系)によるサプレッ
ション・プール水の除熱操作（失敗）

残留熱除去系の 回
復操作

−

2人
C,D

−

●残留熱除去系の回復操作，失敗原因調査

常設代替高圧電 源装置による緊急 用
母線の受電操作

【1人】
B

−

−

●常設代替高圧電源装置2台の起動操作及び緊急用母線の受電操
作

常設低圧代替注 水系ポンプを用い た
低圧代替注水系（常設）の起動 操
作【 1人 】
A−−●常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の系統構成操作及び起動操作

第 2.4.2−3 図

低 圧代 替注 水 系（ 常 設） によ る 原子 炉 注 水 が開 始 さ れる まで の 間， 原 子 炉 水位 を原 子 炉 水 位低 （ レ ベル ３） 設 定点 から 原 子炉 水 位高 （レ ベ ル８ ） 設 定 点 の間 に 維 持
原 子炉 水位 が 安定 し て維 持さ れ る場 合 は ， 高圧 炉 心 スプ レイ 系 は待 機 状 態 とす る

10 分
適宜 実施

解析上考慮 しない

外部電源がない場合
に実施する

4分

3分

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）の作業と所要時間（1／2）

2.4.2-39

崩壊 熱 除去 機能 喪 失 （ 残留 熱 除去 系が 故 障し た 場 合）

経過 時 間（ 時間 ）
4

12

16

20

24

28

32

36

40

44

48

備 考

事象 発生

実施箇所・必要要員数

約2時 間【 】は他作業後移動してきた要員

操作項目

8

サ プレ ッ ショ ン・ プー ル 水温 度 65℃ 到達

操作の内容

約13時間

格納 容器 圧力 279kPa［gage］ 到達
約24時間

サプ レッ ショ ン ・プ ール 水 位
約27時間

当 直運 転員(中央 制御 室 )当直 運 転員(現場 )重大 事 故等 対応 要 員(現場 )原子炉水位の調整操作(原子炉隔離時冷却系及
び高圧炉心スプレイ系)

【1人】
A

−

−

●原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系による原子炉注水の調整操作

常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替
注水系（常設）の起動操
作

【1人 】
A

−

−

●常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の系統構成操作及び起動操作

3分

逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子
炉減圧操作

【1人 】
B

−

−

●逃がし安全弁（自動減圧機能）7個の手動開放操作

1分

原子炉水位の調整操作(低圧代替注水系（常
設）)

【1人】
A

−

−

●常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の調整操作

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

【1人 】
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

通 常水 位 ＋5.5m到 達

サプ レッ ショ ン ・プ ール 水 位

約28時間

通 常水 位 ＋6.5m到 達

格納 容器 圧力 310kPa［gage］ 到達

サプレッショ ン・ プール熱容量制限 到達 までに実施

原子 炉水 位 を原 子炉 水位 低 （レ ベル ３ ） 設定 点か ら 原子 炉水 位高 （ レベ ル８ ） 設 定点 の間 に 維持

格納 容器 ス プレ イ中 ，適 宜 状態 監視

解析上考慮 しない
代替循環冷却系による原子炉注水操作及び格
納容器除熱 操作● 代替 循環 冷 却系 に よる 原子 炉 注水 操 作
【1人 】
A

−

注水 開始 後 ，適 宜原 子炉 水 位調 整

は，低圧代替注 水系（常原子炉満水操作−−

格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱の 準備操作

格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作（サプレッション・チェ ンバ側）

【1人】
A

【1人 】
A

−

−

原子 炉水 位 を可 能な 限り 高 く維 持−−

【2人 】+1人
C,D,E

−

【1人 】
A

−

−

●緊急用海水系による海水通水の系統構成操作及び起動操作

20 分●代替燃料プール冷却系の起動操作

15 分● 格納 容器 圧 力逃 が し装 置に よ る格 納 容 器 減圧 及 び 除熱の 準 備
操作 （ 中央 制御 室 で の 第一 弁 操作 ）

−

3人
(参集 )

−

−

8人
a〜h

●可搬型代替注水中型ポンプの移動，ホース敷設等の操作−−【 2人 】
a,b

タンクローリによる燃
料給油操作

−

−

2人
（参 集 ）

必要要員合計

2人
A,B

3人
C,D,E

8人 a〜h及び参集5人格納 容器 ベ ント 実施 後， 適 宜状 態監 視
75 分

解析上考慮 しない

180 分

適宜 実施

90 分
適宜 実施

●可搬型代替注水中型ポンプへの給油操作

第 2.4.2−3 図

解析上考慮 しない

125 分

●可搬型代替注水中型ポンプの起動操作及び水源補給操作●可搬型設備用軽油タンクからタンクローリへの給油操作解析上考慮 しない
25時 間 後 ま で に 実 施 する

5分● 第一 弁現 場 操作 場 所へ の移 動
● 格納 容器 圧 力逃 が し装 置に よ る格 納 容 器 減圧 及 び 除熱の 準 備
操作 （ 現場 での 第 一 弁 操作 ）●格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作（中央制御室での第二弁操作）−

解析上考慮 しない
解析上考慮 しない
スロッシング によ る水
位低下がある 場合 は代
替燃料プール 冷却 系の起動までに 実施する

適宜 実施

−

●第二弁現場操作場所への移動●格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作（現場での第二弁操作）

西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代替注
水中型ポンプによる代替淡水貯槽への補給操作る●常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の流量増加操作●常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作
使用済燃料プールの冷却操作設）による 注水を停 止す

格納 容器 ス プレ イ中 ，適 宜 状態 監視● 代替 循環 冷 却系 に よる 格納 容 器除 熱 操 作

【1人 】
A

代替循環冷却系のみで状態維持が可能な場合−

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）の作業と所要時間（2／2）

2.4.2-40

代替淡水貯槽 の枯 渇までには十分な 時間 があり，代替淡水 貯槽 の残量に応じて適 宜補 給を実施する
タンクローリ 残量 に応じて適宜軽油 タン クから給油

10
原子炉隔離時冷却系の起動／停止により炉内の蒸気発生量が増減するため，圧力の低下／上昇を繰り返し，圧力上昇時は逃がし安全弁（安全弁機能）の開閉により圧力は制御される（原子炉への注水中は，原子炉圧力が降下する。崩壊熱の減少に伴い，圧力の低下幅が大きくなる）（最高値：約 7.79MPa[gage]）

8

逃がし安全弁（自動減圧機能）
7 個による手動減圧（約 2 時間）

原子炉圧力

6

）
MPa[abs]

高圧炉心スプレイ系の起動により圧力が大幅に低下

4

2

0
0

1

2

3

4

5

(h)
事故後の時間（ｈ）
SA3NT2LOF99AH4PR002

第 2.4.2−4 図

20

原子炉圧力の推移

原子炉水位（シ ュラウド内 外水位）

原子炉隔離時冷却系の起動／停止による
原子炉水位の維持

常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動／停止による原子炉水位の維持

シュラウド内（炉心上部プレナム）

15

レベル 8
レベル 3
レベル 2
シュラウド外10
シュラウド内（高出力燃料集合体）

レベル 1
燃料有効長頂部
原子炉減圧による蒸気流出に伴う水位低下（約 2 時間）
燃料有効長底部

5

シュラウド内（炉心下部プレナム）

(m)

0
0

1

2

3

4

(h)
事故後の時間（ｈ）

第 2.4.2−5 図※

SA3NT2LOF99AH4PR002※

原子炉水位（シュラウド内外水位）の推移

シュラウド内外水位はボイドを含む場合は，二相水位を示している。

2.4.2-41

5

2000

注注
水水
流流
量量

1500
高圧炉心スプレイ系による注水（原子炉水位高（レベル８）到達時に注水停止）(m３ ／h) 1000

常設低圧代替注水系ポンプを用い た 低 圧 代 替 注 水 系 (常 設 )に よる注水（原子炉水位低（レベル３）から原子炉水位高（レベル８）の間に維持するよう注水）

原子炉隔離時冷却系による注水（原子炉水位低（レベル３）から原子炉水位高（レベル８）の間に維持するよう注水）

500

0
0

1

2

3

4

5

(h)
事故後の時間（ｈ）
SA3NT2LOF99AH4PR002

第 2.4.2−6 図

注水流量の推移

5000

4000

蒸気流量

逃がし安全弁(自動減圧機能)7 個手動解放による原子炉減圧（約 2 時間）

3000

(t／h)

逃がし安全弁（安全弁機能）（原子炉圧力制御）

2000

1000

0
0

1

2

3

4

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2LOF99AH4PR002

第 2.4.2−7 図

逃がし安全弁からの蒸気流量の推移

2.4.2-425

500

原子炉内 の保有水量(t)

常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動／停止による水量増減

400

原子炉隔離時冷却系の起動／停止による水量増減

300

200
逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個
開放による水量減少（約 2 時間）（減圧と同時に原子炉隔離時
冷却系が停止することを想定）

100

0
0

1

2

3

4

5

(h)
事故後の時間（ｈ）
SA3NT2LOF99AH4PR002

第 2.4.2−8 図

原子炉内保有水量の推移

1200（最高値：初期値（約 309℃）以下にとどまる）

1000

燃料被覆管温度

800

600

(℃)

原子炉圧力変化に応じて飽和温度が変化し，燃料被覆管温度もこれに追従して変化を繰り返す

400

原子炉減圧による飽和温度の低下（約 2 時間）

200

0
0

1

2

3

4

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2LOF99AH4PR002

第 2.4.2−9 図

燃料被覆管温度の推移

2.4.2-435

1.0E+6
核沸騰冷却(ボイド率に対応した値)

1.0E+5

熱伝達係数

1.0E+4

1.0E+3(W／(m ２ ・K))
K)）
1.0E+2

1.0E+1

1.0E+0
0

1

2

3

4

5

(h)
事故後の時間（ｈ）
SA3NT2LOF99AH4PR002

第 2.4.2−10 図

燃料被覆管最高温度発生位置における熱伝達係数の推移

1.2
原子炉隔離時冷却系の起動／停止に伴うボイド率増減1

ボイド率

常設低圧代替注水系ポンプを用いた
低圧代替注水系（常設）の起動／停止に伴うボイド率増減

0.8

0.6
(−)
0.4
原子炉減圧に伴うボイド率増加（約 2 時間）

0.2

0
0

1

2

3

4

5

(h)
事故後の時間（ｈ）
SA3NT2LOF99AH4PR002

第 2.4.2−11 図

燃料被覆管最高温度発生位置におけるボイド率の推移

2.4.2-44

1.2

原子炉隔離時冷却系の起動／停止に伴うボイド率増減

1

ボイド率

0.8

(−)

0.6

常設低圧代替注水系ポンプを用いた
低圧代替注水系（常設）の起動／停止に伴うボイド率増減0.4
原子炉減圧に伴うボイド率増加（約 2 時間）

0.2

0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2LOF99AH4PR002

第 2.4.2−12 図

高出力燃料集合体のボイド率の推移

1.2

1

ボイド率

0.8

0.6
原子炉減圧に伴うボイド率増加（約 2 時間）(−)
0.4
原子炉隔離時冷却系の起動／停止に伴うボイド率増減0.2

常設低圧代替注水系ポンプを用いた
低圧代替注水系(常設)による原子炉
注水により未飽和となりボイド消滅

0
0

1

2

3

4

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2LOF99AH4PR002

第2.4.2−13図

炉心下部プレナム部のボイド率の推移

2.4.2-455

10000
GEMP731

燃 料被 覆管 の最 高温 度 及 び
円周方向応力の最高値

ORNL3626
ORNL3626(照射)GEMP683
GEVNC(0.56℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(2.8 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(5.6 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(0.56℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

1000

GEVNC(2.8 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

円 周 方 向 の 応 力

GEVNC(5.6 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

円

NUREG-0630,DATA F(ORNL)周NUREG-0630,DATA H(KfK FABIOLA)NUREG-0630,DATA I(ORNL)

方NUREG-0630,DATA J(KfK)

向の

KfK(0.8〜1.6K/s)(REBEKA Single Rod)JNES(内圧破裂試験)

100

NFI他(内圧破裂試験)

応

ベストフィット曲線

力

平均値−２σ曲線(N/mm2２) )
(N／mm
10

1
0

100

200

300

400

500

600

700

800

900

1000

1100

1200

1300

1400

1500

1600

燃 料 被 覆 管 温 度 (℃)

第 2.4.2−14 図

燃料被覆管破裂が発生した時点の燃料被覆温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係

2.4.2-46

格納容器圧力 279kPa[gage]到達に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を実施（約 13 時間）
0.8
ドライウェルサプレッション・チェンバ

格納容器圧力

格
納
容
器
圧
力

0.6

原子炉注水の起動／停止の繰り返しに伴う蒸気発生量の増減により，格納容器への放熱量が変動しサプレッション・チェンバ圧力が変動する。また，
ベント管真空破壊装置の作動によりドライウェル圧力もこれに追従する。
格納容器圧力 310kPa[gage]到達にて格納容器ベント
最高値：約 0.31MPa[gage]（約 28 時間）

0.4(MPa[gage])(MPa[gage])

ベント管の水没長さ分の水頭圧によるドライ
ウェルとサプレッション・チェンバの圧力差

0.2

0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)サプレッション・チェンバ側からの格納容器ベントのためドライウ
ェルに比べて圧力低下が早い

第 2.4.2−15 図

JOB No.MA47BNT2TW--GG99002

格納容器圧力の推移

ドライウェル温度は以下により初期温度から急激に上昇する
・主蒸気隔離弁の閉止による原子炉圧力及び原子炉内飽和温度の上昇
・ドライウェル内ガス冷却装置の停止
300
ドライウェル

格納容器雰囲気温 度

格
納
容
器
温
度

サプレッション・チェンバ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）
作動による温度上昇の抑制
ドライウェル雰囲気温度は，原子炉注水の起動／停止の繰り返しに伴う蒸気発生量の増減により，格納容器への放熱が変動することから上下する。

200

格納容器ベントによる温度低下
最高値約 143℃（約 28 時間）

(℃)

(℃)
100

原子炉減圧に伴い原子炉内飽和温度が低下することで，圧力容器壁面（内表面）温度が低下し，熱伝導の遅れを伴って，圧力容器外表面の温度も低下することで，格納容器気相部温度が低下する。また，格納容器気相部から壁面への伝熱により，格納容器気相部温度が低下する。
0
0

24

48

72

96

120

144

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TW--GG99002

原子炉減圧に伴い，原子炉内の蒸気が流入することによる温度上昇

第 2.4.2−16 図

格納容器雰囲気温度の推移

2.4.2-47

168

20

格納容器ベント実施（約 28 時間）
ベントライン（約 15m）
サ プ レ ッ シ ョ ン ・プ ー ル 水 位

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン

15

通常水位＋6.5m（約 13.5m）
通常水位＋5.5m（約 12.5m）
サプレッション・プール通常水位＋6.5m 到達に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）停止(約 27 時間)

10

プ
ル
水
位

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）作動（約 13 時間）

5

外部水源である常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注
水（常設）による原子炉注水により逃がし安全弁を介し原子炉内の蒸気が流入するため水位が上昇

(m) ）

0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TW--GG99002

第 2.4.2−17 図

サプレッション・プール水位の推移

300

サ プ レ ッ シ ョ ン ・プ ー ル 水 温
ー度

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ

ル
水
温
(℃)
(℃)
度

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）作動（約 13 時間）
200

格納容器ベントによる圧力低下により飽和温度が低下（約 28 時間）
最高値：約 139℃（約 28 時間）

100

逃がし安全弁を介し原子炉内の蒸気が流入することで水温が上昇

（℃）

0
0

24

48

72

96

120

144

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TW--GG99002

第 2.4.2−18 図

サプレッション・プール水温度の推移

2.4.2-48

168

第 2.4.2−1 表

崩壊熱除去機能喪失時（残留熱除去系が故障した場合）における重大事故等対策について〈1／5〉

操作及び確認
原子炉スクラムの確認
高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認

2.4.2-49
原子炉水位の調整操作（原子炉
隔離時冷却系）

手

順

・原子炉がスクラムしたことを確認する。
・原子炉水位が，原子炉水位異常低下（レベル２）設定点に到達したことを確認する。
・高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系が自動起動し，原子炉注水が開始され，原子炉水位が回復した
ことを確認する。
・主蒸気隔離弁が閉止し，逃がし安全弁（安全弁機能）により原子炉圧力が制御されていることを確認する。
・再循環系ポンプがトリップしたことを確認する。
・外部電源が喪失している場合には，
非常用ディーゼル発電機等が自動起動し，非常用母線が受電される。
・高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離
時冷却系の起動により，原子炉水位が回復したことを確認する。
・原子炉水位回復後は，原子炉水位を
原子炉水位低（レベル３）設定点か
ら原子炉水位高（レベル８）設定点の間に維持する。
・原子炉隔離時冷却系により原子炉水位の維持が可能な場合は，高圧炉心スプレイ系による原子炉注水を停止する。
＊

重大事故等対処設備
常設設備
可搬型設備
計装設備
−
−
平均出力領域計装 ＊起動領域計装 ＊高圧炉心スプレイ系 ＊−原子炉水位（広帯域） ＊高圧炉心スプレイ系ディ
原子炉水位（燃料域） ＊＊ーゼル発電機原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉隔離時冷却系 ＊原子炉水位（ＳＡ燃料域）
高圧炉心スプレイ系系統流量
サプレッション・チェンバ＊＊＊

非常用ディーゼル発電機
軽油貯蔵タンク
主蒸気隔離弁 ＊ＡＴＷＳ緩和設備（代替原
子炉再循環系ポンプトリ
ップ機能）
逃がし安全弁（安全弁機能） ＊高圧炉心スプレイ系 ＊高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機 ＊原子炉隔離時冷却系 ＊サプレッション・チェンバ＊

原子炉隔離時冷却系系統流量
原子炉圧力 ＊
原子炉圧力（ＳＡ）−

原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉隔離時冷却系系統流量＊

軽油貯蔵タンク

既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 2.4.2−1 表

崩壊熱除去機能喪失時（残留熱除去系が故障した場合）における重大事故等対策について（2／5）

操作及び確認手順

常設設備
・サプレッション・プール水温度が 32℃に到 −達したことを確認する。
・残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール冷却を試みるが，残留熱除去系の起動に失敗したことを確認する。
・以上により，崩壊熱除去機能喪失を確認す
る。
残留熱除去系の回復操作
・崩壊熱除去機能喪失の確認後，残留熱除去 −系の機能回復操作を実施する。
常 設 低 圧 代 替 注 水 系 ポ ン プ を ・崩壊熱除去機能喪失の確認後，常設低圧代 常 設 低 圧 代 替 注 水用いた低圧代替注水系（常設）替 注 水 系 ポ ン プ を 用 い た 低 圧 代 替 注 水 系 系ポンプの起動操作（常設）を起動する。
代替淡水貯槽・外部電源が喪失している場合は，常設代替 常 設 代 替 高 圧 電 源
高圧電源装置を起動し，緊急用母線を受電 装置する。
軽油貯蔵タンク
逃がし安全弁（自動減圧機能） ・サプレッション・プール水温度がサプレッ
逃がし安全弁（自の手動による原子炉減圧操作
ション・プール熱容量制限（原子炉が高圧
動減圧機能） ＊の場合は 65℃）に到達したことを確認する。 非 常 用 窒 素 供 給 系
・常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代 高圧窒素ボンベ
替注水系（常設）の起動操作の完了後，逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個の手動開放により，原子炉減圧を実施する。
崩壊熱除去機能喪失の確認

2.4.2-50＊

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
−
サプレッショ ン・プール 水温度＊
残留熱除去系 ポンプ吐出 圧力
＊

−

−

−

常設低圧代替 注水系ポンプ吐出圧力
緊急用Ｍ／Ｃ電圧−

サプレッション・プール水温度＊
原子炉圧力 ＊
原子炉圧力（ＳＡ）：有効性評価上考慮しない操作
既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 2.4.2−1 表

崩壊熱除去機能喪失時（残留熱除去系が故障した場合）における重大事故等対策について（3／5）

操作及び確認
原子炉水位の調整操作（低圧代
替注水系（常設））

2.4.2-51

代替循環冷却系による原子炉
注水操作及び格納容器除熱操作

手順・原子炉減圧により常設低圧代替注水ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）からの原
子炉注水が開始され，原子炉水位が回復したことを確認する。
・原子炉隔離時冷却系が停止したことを確認する。
・原子炉水位回復後は，原子炉水位を原子炉
水位低（レベル３）設定点から原子炉水位
高（レベル８）設定点の間に維持する。
・海水系による冷却水供給が確保された時点
で代替循環冷却系を起動し，原子炉注水を実施する。
・格納容器圧力が 245kPa［gage］に到達した
場合は，代替循環冷却系による格納容器ス
プレイ操作を実施する。

＊

常設設備
常設低圧代替注水系ポンプ
代替淡水貯槽
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
原子炉水位（広帯域） ＊−原子炉水位（燃料域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
低 圧代替 注水系原子炉 注水 流量
代替淡水貯槽水位
原 子炉隔 離時冷却系系 統流 量＊

緊急用海水系
代替循環冷却系ポンプ
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク
サプレッション・
チェンバ ＊−

ドライウェル圧力 ＊サプレッション・チェンバ圧力＊

緊急用海水系流量（残留熱除去
系熱交換器）
代 替循環 冷却系流量原 子炉 注
水流量
代 替循環 冷却系格納容 器ス プ
レイ流量
：有効性評価上考慮しない操作
既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 2.4.2−1 表

崩壊熱除去機能喪失時（残留熱除去系が故障した場合）における重大事故等対策について（4／5）

操作及び確認
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

2.4.2-52
格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作（サプレッション・チェンバ
側）

手

順

・格納容器圧力が 279kPa[gage]又はドライウ
ェル雰囲気温度がドライウェル設計温度である 171℃に近接したことを確認する。
・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を実施する。
・サプレッション・プール水位が，通常水位＋5.5m に到達した時点で，格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱の準備を実施する。
・サプレッション・プール水位が，通常水位＋6.5m に到達した時点で，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を停止する。
・原子炉満水操作として，原子炉水位を可能な限り高く維持する。
・格納容器圧力が 310kPa［gage］に到達したことを確認し，サプレッション・チェンバ側から格納容器圧力逃がし装置による格納
容器減圧及び除熱操作を実施する。
・なお，格納容器圧力逃がし装置が使用できない場合には，耐圧強化ベント系による格
納容器減圧及び除熱操作が可能である。
＊

常設設備
常設低圧代替注水系ポンプ
代替淡水貯槽
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク ＊格納容器圧力逃がし装置耐圧強化ベント系

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
−
ドライウェル圧力 ＊ドライウェル雰囲気温度 ＊サプレッション・チェンバ圧力＊

低 圧代替 注水系格納容 器ス プ
レイ流量
代替淡水貯槽水位
サプレッション・プール水位 ＊原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
低 圧代替 注水系原子炉 注水 流量−

ドライウェル圧力 ＊サプレッション・チェンバ圧力＊

サプレッション・プール水位 ＊格 納容器 雰囲気放射線 モニ タ
（Ｄ／Ｗ） ＊
格 納容器 雰囲気放射線 モニ タ（Ｓ／Ｃ） ＊フ ィルタ 装置出口放射 線モ ニタ（高レンジ・低レンジ）

既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 2.4.2−1 表

崩壊熱除去機能喪失時（残留熱除去系が故障した場合）における重大事故等対策について（5／5）

操作及び確認
可搬型代替注水中型ポンプによる水源補給操作

タンクローリによる燃料給油
操作

2.4.2-53

使用済燃料プールの冷却操作

手順・水源補給のための可搬型代替注水中型ポン
プの移動，ホース敷設等を実施する。
・代替淡水貯槽の残量に応じて，可搬型代替
注水中型ポンプにより西側淡水貯水設備から代替淡水貯槽に水源補給操作を実施する。
・タンクローリにより可搬型設備用軽油タン
クから可搬型代替注水中型ポンプへの燃料給油を実施する。
・代替燃料プール冷却系等を用いて使用済燃料プールへの注水及び冷却を実施する。

常設設備
代替淡水貯槽西側淡水貯水設備

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
可搬型代替注 代替淡水貯槽水位
水中型ポンプ

可搬型設備用軽油
タンク

タンクローリ

−−−−：有効性評価上考慮しない操作

第 2.4.2−2 表
項

主要解析条件（崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））（1／6）

初期条件

2.4.2-54目

主要解析条件

解析コード

原子炉側：ＳＡＦＥＲ
格納容器側：ＭＡＡＰ

本重要事故シーケンスの重要現象を評価できる解析コード

原子炉熱出力3,293MW

定格熱出力を設定

原子炉圧力（圧力容器ドーム部）

6.93MPa[gage]

定格圧力を設定

原子炉水位

通常運転水位（セパレータ
スカート下端から＋126 ㎝）

通常運転水位を設定

炉心流量48,300ｔ／h

定格流量を設定

炉心入口温度

約 278℃

熱平衡計算による値

炉心入口サブクール度

約 9℃

熱平衡計算による値

燃料

９×９燃料（Ａ型）

燃料棒最大線出力密度44.0kW／m

原子炉停止後の崩壊熱

ANSI／ANS-5.1-1979（燃焼度 33GWd／t）

格納容器圧力5kPa[gage]

格納容器雰囲気温度

57℃

条件設定の考え方

９×９燃料（Ａ型）と９×９燃料（Ｂ型）は，熱水力的な特性はほぼ同等であり，その他の核的特性等の違いは燃料棒最大線出力密度の保守性に包含されることから，代表的に９×９燃料（Ａ型）を設定
初期の燃料棒線出力密度が大きい方が燃料被覆管温度の観点で厳しい設定となるため，保安規定の運転上の制限における上限値を設定
崩壊熱が大きい方が原子炉水位低下及び格納容器圧力上昇の観点で厳しい設定となるため，崩壊熱が大きくなる燃焼度の高い条件として，1 サイクルの運転期間（13 ヶ月）に調整運転期間（約 1 ヶ月）を考慮した運転期間に対応する燃焼度を設定
格納容器圧力の観点で厳しい設定として，通常運転時の管理範囲を考慮した
高めの圧力を設定
ドライウェル内ガス冷却装置の設計におけるドライウェル平均温度を設定

第 2.4.2−2 表
項

主要解析条件（崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））（2／6）

目

主要解析条件初期条件

2.4.2-55

格納容器体積5,700m３（ドライウェル）格納容器体積
空間部：4,100m３（サプレッション・チェンバ） 液相部：3,300m３
6.983m
サプレッション・プール
水位（通常水位−4.7cm）
サプレッション・プール
32℃
水温度
ベント管真空破壊装置
3.45kPa（ドライウェル−サプレ
作動差圧ッション・チェンバ間差圧）

事故条件

外部水源の水温35℃

起因事象

給水流量の全喪失

安全機能の喪失に対する仮定

崩壊熱除去機能喪失

外部電源

外部電源あり条件設定の考え方
設計値を設定サプレッション・プールでの圧力抑制効果が厳しくなる少なめの水量として，保安規定の運転上の制限における下限値を設定
サプレッション・プールでの圧力抑制効果が厳しくなる低めの水位として，
保安規定の運転上の制限における下限値を設定
サプレッション・プールでの圧力抑制効果が厳しくなる高めの水温として，保安規定の運転上の制限における上限値を設定
設計値を設定格納容器スプレイによる圧力抑制効果の観点で厳しい高めの水温として，年間の気象条件変化を包含する高めの水温を設定
運転時の異常な過渡変化の中で原子炉水位の急速な低下に伴い，原子炉スク
ラム，高圧注水機能の自動起動，主蒸気隔離弁の閉止等が発生するため，事象発生後の状況判断における余裕時間の観点で厳しい給水流量の全喪失を設定
残留熱除去系の故障による崩壊熱除去機能喪失を設定
原子炉スクラムが原子炉水位低（レベル３）信号にて発生し，再循環系ポン
プトリップが原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて発信するため，原子炉水位の低下が大きくなることで，炉心の冷却の観点で厳しくなる外部電源ありを設定

第 2.4.2−2 表
項

主要解析条件（崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））（3／6）

2.4.2-56

重 大 事 故 等 対策 に 関 連 す る 機 器 条 件

目

主要解析条件

原子炉スクラム

原子炉水位低（レベル３）信号（遅れ時間：1.05 秒）

設計値を設定主蒸気隔離弁

原子炉水位異常低下（レベル２）信号で閉止設計値を設定ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環系ポンプ
トリップ機能）原子炉水位異常低下（レベル２）信号で全台トリップ

設計値を設定逃がし安全弁

条件設定の考え方

設計値を設定（原子炉圧力制御時）
なお，安全弁機能は逃がし弁機能に比べて原子炉圧力が高め
安全弁機能
7.79MPa［gage］×2 個，385.2t／h（ 1 個当たり） に維持され，原子炉減圧操作時に原子炉圧力が所定の圧力に8.10MPa［gage］×4 個，400.5t／h（ 1 個当たり） 到達するまでの時間が遅くなるため，事象発生初期において8.17MPa［gage］×4 個，403.9t／h（ 1 個当たり） 高圧注水機能が喪失し低圧注水機能を用いて原子炉注水を8.24MPa［gage］×4 個，407.2t／h（ 1 個当たり） 実施する事故シーケンスにおいては，評価項目に対して厳し
8.31MPa［gage］×4 個，410.6t／h（ 1 個当たり） い条件となる（原子炉手動減圧操作時）
逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個を開放することによる原子炉減圧＜原子炉圧力と逃がし安全弁蒸気流量の関係＞
逃がし安全弁の設計値に基づく原子炉圧力と蒸気流量の関
係から設定

項

目

主要解析条件
原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて自動起動
原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）設定点まで回復し，原子炉隔離時冷却系のみにより原子炉水位の維持が可能な場合は注水停止
最小流量特性・注水流量：0m３ ／h〜1,419m３ ／h
・注水圧力：0MPa[dif]〜7.65MPa[dif]条件設定の考え方
設計値を設定機器設計上の最小要求値である最小流量特性を設定
10.0

8.0

6.0

4.0

2.0

0.0
0

200

400

600

800

1000

1200

1400

1600

1800

2000

流量（m3 /h）

設計値を設定原子炉隔離時冷却系は，タービン回転数制御により原子炉圧力によらず一定の流量にて注水する設計となっている
10.0

原子炉圧力（MPa[dif]）

原子炉隔離時冷却系

原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて自動起動
原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）設定点まで回復した以降は原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設
定点の範囲に維持
原子炉減圧時の常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉水位回復性能を確認する観点で，原子炉減圧操作と同時に注水停止

原 子 炉 圧 力 （ M P a[g age ] ）2.4.2-57

重 大 事 故 等 対策 に 関 連 す る 機 器 条 件

高圧炉心スプレイ系

主要解析条件（崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））（4／6）

原子炉圧力（MPa[dif]）

第 2.4.2−2 表

8.0

6.0

4.0

2.0

・注水流量：136.7m３ ／h
・注水圧力：1.04MPa[gage]〜7.86MPa[gage]

流 量 （ m ３ /h ）

0.0
0

100

200

300
流量（m3 /h）

400

500

第 2.4.2−2 表
項目

主要解析条件（崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））（5／6）
主要解析条件

条件設定の考え方
機器設計上の最低要求値である最小流量特性を設定

2.4.2-58

低圧代替注水系（常設）（原子炉注水単独時）
最小流量特性（2 台）
・注水流量：0m３ ／h〜378m３ ／h
・注水圧力：0MPa[dif]〜2.38MPa[dif]＜常設低圧代替注水系ポンプ 2 台による注水特性＞
4.0

3.0
原子炉圧力（MPa[dif]）

重 大 事 故 等 対策 に 関 連 す る 機 器 条 件

原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）設定点まで回復した以降は原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設
定点の範囲に維持

2.0

1.0

0.0
0

100

200

300

400

500

流量（m3/h）

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）

格納容器圧力逃がし装置（原子炉注水と格納容器スプレイ併用時）
設計に基づき，併用時の注入先圧力及び系統圧損を考慮して
３・注水流量：230m ／h（一定）も確保可能な流量を設定
格納容器圧力が 217kPa[gage]に到達した場合は停止し，279kPa[gage]に到達した場合に再開し， サプレッション・プール水位の上昇が早くなり，格納容器圧
サプレッション・プール水位が通常水位＋6.5m 力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作までの操作
時間余裕の観点で厳しい条件として，運転手順の流量調整範に到達した場合に停止する。
囲（102m３ ／h 〜130m３ ／h）における上限を設定
３
スプレイ流量：130m ／h（一定）
排気流量：13.4kg／s
格納容器減圧特性の観点で厳しい設定として，機器設計上の（格納容器圧力 310kPa[gage]において）最低要求値である最小流量特性を設定

第 2.4.2−2 表
項目

主要解析条件（崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））（6／6）
主要解析条件

条件設定の考え方

重 大 事 故 等 対策 に
関 連 す る 操 作条 件

2.4.2-59

逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（常設低圧代替注水系ポンプ サプレッション・プール水温度 65℃到達時を用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作）

運転手順に基づき，サプレッション・プール熱容量制限を踏まえて設定

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

格納容器圧力279kPa[gage]到達時

運転手順に基づき格納容器ベント実施基準である格納容器
最高使用圧力（310kPa[gage]）に対する余裕を考慮し設定

格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作（サプレッション・チェンバ側）

格納容器圧力310kPa[gage]到達時

運転手順に基づき，格納容器最高使用圧力を踏まえて設定

添付資料 2.4.2.1
安定状態について（ 崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失 （ 残 留 熱 除 去 系 が 故 障 し た 場 合 ））崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）時の安定状態については，以下のとおり。
原子炉安定停止状態：事象発生後，設計基準事故対処設備又は重大事故等対処
設備 を用 い た 炉 心 冷 却 が 維持 可 能で あ り ，ま た ，冷却 のため の設 備 が そ の 後 も 機 能維 持 でき ，か つ ，必 要な 要 員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合に安定停止状態が確立されたものとする。
格納容器安定状態 ：炉心冷却が維持された後に，設計基準事故対処設備又は重大事故等対処設備を用いた格納容器除熱により格納
容器 圧力 及 び 温 度 が 安 定 又は 低 下傾 向 に 転じ ，また ，格
納容器除熱のための設備がその後も機能維持でき，かつ ，必 要 な 要 員 の 不 足 や 資 源 の 枯 渇 等 の あ ら か じ め 想 定
される事象悪化のおそれがない場合に安定状態が確立されたものとする。
【安定状態の確立について】
原子炉安定停止状態の確立について
原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の原子炉注水により炉心冷却が維持される。サプレッション・プール熱容量制限に到達後，原子炉を減圧し，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を実施することで，引き続き炉心の冷却は維持され，原子炉安定停止状態が確立される。
格納容器安定状態の確立について
炉 心 冷 却 を 継 続 し ，事 象 発 生 の 約 28 時 間 後 に 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 等 を 用
いた格納容器除熱を実施することで，格納容器圧力及び雰囲気温度は安定又は低 下 傾 向 と な る 。 格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 は 150℃ を 下 回 る と と も に ， ド ラ イ ウ ェル雰囲気温度は，低圧注水継続のための逃がし安全弁の機能維持が確認されて
い る 126 ℃ を 上 回 る こ と は な く ， 格 納 容 器 安 定 状 態 が 確 立 さ れ る 。 な お ， 格 納
容器圧力逃がし装置等を用いた格納容器除熱を実施するが，敷地境界における実効線量は，本事故シーケンスとベントタイミングが同等であり，放射性物質の 減 衰 効 果 も 同 等 と な る 「 2 .6 Ｌ Ｏ Ｃ Ａ 時 注 水 機 能 喪 失 」の 評 価 結 果 6. 2×10
−１
mSv と 同 等 と な り ， ま た ， 燃 料 被 覆 管 の 破 裂 も 発 生 し な い こ と か ら ， 周 辺 公
衆に対して著しい放射線被ばくのリスクを与えることはない。
また，重大事故等対策時に必要な要員は確保可能であり，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
【安定状態の維持について】
上記の炉心損傷防止対策を継続することにより安定状態を維持できる。
また，代替循環冷却系又は残留熱除去系の復旧により除熱を行い，格納容器
ベントを閉止し格納容器を隔離することで，安定状態の更なる除熱機能の確保
及び維持が可能となる。
（ 添 付 資 料 2.1.2 別 紙 1）

添付 2.4.2.1-1

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

第 1-1 表分類

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＳＡＦＥＲ）（1／2）

重要 現象

崩壊 熱

崩壊熱モデル

燃料棒表面熱伝達モデル

炉心

添付 2.4.2.2-1

燃料棒表面熱伝達，沸騰 遷移，気液熱 非平 衡解析モデル

燃料 被覆 管酸化燃料 被覆 管変形

ジルコニウム−
水反応モデル

膨れ・破裂評価モデル

不確 かさ

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

入力値に含 まれ る。
最確 条件 を 包 絡 で き る 条 件 を 設 定 す る こ と に より崩壊熱を 大き くす るよ う 考慮 して い る 。
TBL，ROSA-Ⅲ の 実 験 解 析 に お い て ， 熱 伝 達 係 数を低 めに 評 価 す る 可 能 性 が あ り ， 他 の 解 析 モ デルの 不確 か さ と あ い ま っ て コ ー ド 全 体 と し て ，スプ レイ 冷 却 の な い 実 験 結 果 の 燃 料 被 覆 管 温 度に比べて最 大 50℃ 程度 高め に 評価 する 。 また ，
低圧 代替 注 水 系 に よ る 注 水 で の 燃 料 棒 冷 却 過 程にお ける 蒸 気 単 相 冷 却 又 は 噴 霧 流 冷 却 の 不 確 かさは＋20℃ 〜＋40℃ 程度 で ある 。
酸化 量及 び 酸 化 反 応 に 伴 う 発 熱 量 を よ り 大 き く
見積もる Baker-Just 式 によ る 計算 モデ ル を採 用しており， 保守 的な 結果 を 与え る。

「解 析 条件 を最 確 条件 と した 場合 の 運転 員等 操 作時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析 コ ード は， 炉 心の 冠 水が 維持 さ れる 実験 解 析に おい て ，燃 料
被覆 管 温度 をほ ぼ 同等 に 評価 する 。 有効 性評 価 解析 では ， おお む
ね炉 心 の冠 水状 態 が維 持 され てお り ，燃 料被 覆 管の 最高 温 度は 初
期値 以 下に とど ま るこ と から ，不 確 かさ は小 さ く， また ， 事象 初期の 原 子炉 注水 は 原子 炉 隔離 時冷 却 系及 び高 圧 炉心 スプ レ イ系 の
自動 起 動に より 確 保さ れ ，燃 料被 覆 管温 度を 操 作開 始の 起 点と す
る運 転 員等 操作 は ない こ とか ら， 運 転員 等操 作 時間 に与 え る影 響
はな い。
解析 コ ード は， 酸 化量 及 び酸 化反 応 に伴 う発 熱 量の 評価 に つい て
保守 的 な結 果を 与 える た め， 燃料 被 覆管 温度 を 高め に評 価 する 可能性 が ある 。よ っ て， 実 際の 燃料 被 覆管 温度 は 低く なる が ，事 象
初期 の 原子 炉注 水 は原 子 炉隔 離時 冷 却系 及び 高 圧炉 心ス プ レイ 系の自 動 起動 によ り 確保 さ れ， 燃料 被 覆管 温度 を 操作 開始 の 起点 とする 運 転員 等操 作 はな い こと から ， 運転 員等 操 作時 間に 与 える 影
響は ない 。
有効 性 評価 解析 で は原 子 炉水 位が 燃 料有 効長 頂 部を 下回 る こと はなく ，燃 料 被覆 管最 高温 度 は初 期値 を 上回 るこ とが な いこ とか ら，
燃料 被 覆管 の破 裂 判定 の 不確 かさ が 運転 員等 操 作に 与え る 影響 はない 。

解析コードは，炉心の冠水が維持される実験解析において，燃料被覆管温度をほぼ同等に評価する。有効性評価解析では，おおむ
ね炉心の冠水状態が維持されており，燃料被覆管の最高温度は初期値以下にとどまることから，評価項目となるパラメータに与える影 響は な い。

膨れ ・破 裂 は ， 燃 料 被 覆 管 温 度 と 円 周 方 向 応 力に基 づい て 評 価 さ れ ， 燃 料 被 覆 管 温 度 は 上 述 のよう に高 め に 評 価 さ れ ， 円 周 方 向 応 力 は 燃 焼 期
間中 の変 化 を 考 慮 し て 燃 料 棒 内 圧 を 大 き く 設 定
し保 守的 に 評 価 し て い る 。 し た が っ て ， ベ ス ト
フィ ット 曲 線 を 用 い る 場 合 も 破 裂 の 判 定 は お お
むね保守的 とな る。

解析コードは，酸化量及び酸化反応に伴う発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，燃料被覆管温度を高く評価することから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。ただし ，おお むね 炉 心部 の冠 水が 維 持さ れ る本 事故 シ ーケ ンス では ，
この 影響 は 小さ い。

有効性評価解析では原子炉水位が燃料有効長頂部を下回ることはなく ，燃料 被覆 管 最高 温度 は初 期 値を 上 回る こと が ない こと から ，
燃料被覆管の破裂判定の不確かさが評価項目となるパラメータに与え る影 響 はな い。

添付資料 2.4.2.2

第 1-1 表
分類

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＳＡＦＥＲ）（2／2）

重要 現象

炉心

沸騰・ボ イド率変化，気液 分離（水位変 化 ）・対向流，三次 元効 果添付 2.4.2.2-2
原子炉圧力容器

沸騰・凝 縮・ボイ
ド率 変化 ，気液分
離（ 水位 変化）・
対向 流

解析モデル

二相流体の流動モデル

二相流体の流動モデル

冷却 材放 出（臨界流・ 差圧 流）臨界流モデルECCS 注 水 （ 給 水系・代替 注水系含
む）

原子炉注水系モデル

不確 かさ

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

TBL，ROSA-Ⅲ，FIST-ABWR の 実験 解析 にお いて，
二相 水位 変 化 は ， 解 析 結 果 に 重 畳 す る 水 位 振 動
成分 を除 い て ， 実 験 結 果 と お お む ね 同 等 の 結 果が得 られ て い る 。 低 圧 代 替 注 水 系 の 注 水 に よ る
燃料 棒冷 却 （ 蒸 気 単 相 冷 却 又 は 噴 霧 流 冷 却 ） の不確かさは ＋20℃〜 ＋40℃ 程度 であ る 。
また，原子 炉 圧力 の評 価 にお いて，ROSA-Ⅲで は，
2MPa より低い 圧力 で系 統 的に 圧力 低 下を 早め に予測 する 傾 向 を 呈 し て お り ， 解 析 上 ， 低 圧 注 水系の起動タイミングを早める可能性が示される。 しか し ， 実 験 で 圧 力 低 下 が 遅 れ た 理 由 は ，
水面 上に 露 出 し た 上 部 支 持 格 子 等 の 構 造 材 の 温
度が 燃料 被 覆 管 か ら の 輻 射 や 過 熱 蒸 気 に よ り 上
昇し，LPCS ス プレ イの 液 滴で 冷却 さ れた 際に 蒸気が 発生 し た た め で あ り ， 低 圧 代 替 注 水 系 を 注
水手 段と し て 用 い る 本 事 故 シ ー ケ ン ス で は 考 慮する 必要 の な い 不 確 か さ で あ る 。 こ の た め ， 燃
料被 覆管 温 度 に 大 き な 影 響 を 及 ぼ す 低 圧 代 替 注
水系 の注 水 タ イ ミ ン グ に 特 段 の 差 異 を 生 じ る 可
能性はない と考 えら れる 。
下部 プレ ナ ム の 二 相 水 位 を 除 き ， ダ ウ ン カ マ の
二相 水位 （ シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 ） に 関 す る 不 確 かさを 取り 扱 う 。 シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 に つ い て は ，
燃料 被覆 管 温 度 及 び 運 転 員 操 作 の ど ち ら に 対 しても 二相 水 位 及 び こ れ を 決 定 す る 二 相 流 動 モ デルの 妥当 性 の 有 無 は 重 要 で な く ， 質 量 及 び 水 頭のバ ラン ス だ け て 定 ま る コ ラ プ ス ト 水 位 が 取 り
扱え れば 十 分 で あ る 。 こ の た め ， 特 段 の 不 確 かさを考慮す る必 要は ない 。
TBL，ROSA-Ⅲ，FIST-ABWR の 実験 解析 にお いて，
圧力 変化 は 実 験 結 果 と お お む ね 同 等 の 解 析 結 果が得 られ て お り ， 臨 界 流 モ デ ル に 関 し て 特 段 の不確かさを 考慮 する 必要 は ない 。

運転 操作 は シュ ラウ ド外 水 位（ 原子 炉 水 位計 ）に 基 づく 操作 であるこ とか ら ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 は原 子 炉圧 力容 器の分類 にて 示 す。

解析コードは，燃料被覆管温度に対して，解析結果に重畳する水位 振 動 に 伴 う 燃 料 棒 冷 却 の 不 確 か さ の 影 響 を 考 慮 す る と 20℃ 〜
40℃ 程 度 低 め に 評 価 す る 可 能 性 が あ る が ， 有 効 性 評 価 解 析 で は 原
子炉水位が燃料有効長頂部を下回ることがなく，炉心露出後の再冠水過程で現れる解析結果に重畳する水位振動成分を考慮する必要が ない た め， 評価 項目 と なる パラ メ ー タに 与え る 影響 はな い。

解析 コー ド は， ダウ ンカ マ 部の 二相 水 位 変化 を適 切 に評 価す るこ
とか ら， 運 転員 等操 作時 間 に与 える 影 響 は小 さい 。

解析コードは，ダウンカマ部の二相水位変化を適切に評価することか ら， 評 価項 目と なる パ ラメ ータ に 与 える 影響 は 小さ い。

解析 コー ド は， 原子 炉圧 力 変化 を適 切 に 評価 する こ とか ら， 運転
員等 操作 時 間に 与え る影 響 は小 さい 。
破断 口及 び 逃が し安 全弁 か らの 流出 は ， 圧力 容器 ノ ズル 又は ノズ
ルに 接続 す る配 管を 通過 し ，平 衡均 質 流 に達 する の に十 分な 長さであ るこ と から ，管 入口 付 近の 非平 衡 の 影響 は無 視 でき ると 考えられ ，平 衡 均質 臨界 流モ デ ルを 適用 可 能 であ る。
「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析コードは，原子炉圧力変化を適切に評価することから，評価
項目 とな る パラ メー タに 与 える 影響 は 小 さい 。
破断口及び逃がし安全弁からの流出は，圧力容器ノズル又はノズ
ルに接続する配管を通過し，平衡均質流に達するのに十分な長さであることから，管入口付近の非平衡の影響は無視できると考えられ ，平 衡 均質 臨界 流モ デ ルを 適用 可 能 であ る。
「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

入力値に含 まれ る。
各系 統の 設 計 条 件 に 基 づ く 原 子 炉 圧 力 と 注 水 流
量の 関係 を 使 用 し て お り ， 実 機 設 備 仕 様 に 対 して注 水流 量 を 少 な め に 与 え ， 燃 料 被 覆 管 温 度 を高めに評価 する 。

第 1-2 表
分類

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（ＭＡＡＰ）
解析モデル

炉心
原子炉
圧力容器

崩壊 熱

炉心モデル（原子炉出力及び崩壊熱）

ECCS 注 水 （ 給 水系・代 替注水設備含む ）安全系モデル（非常用炉心冷却系）

格納容器各領域
間の 流動

格納容器モデル（格納容器の熱水力モデル）

格納容器

添付 2.4.2.2-3

構造材との熱伝達及び内部熱伝
導気液界面の熱伝達スプ レイ 冷却

安全系モデル（格納容器ス
プレイ）

格納 容器 ベント

格納容器モデル（格納容器の熱水力モデル）

不確 かさ

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

入力 値に 含 まれ る。
保守 的な 崩 壊熱 を入 力値 に 用い てお り，
解析 モデ ル の不 確か さの 影 響は ない 。
入力 値に 含 まれ る。
保守的な注水特性を入力値に用いており，解析モデルの不確かさの影響はない。

「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

HDR 実 験解 析で は ，格納 容器 圧 力及 び雰
囲気 温度 に つい て，温度 成層 化 を含 めて
傾向 をよ く 再現 でき るこ と を確 認し た。
格納容器雰囲気温度を十数℃程度高めに，格納 容器 圧力 を 1 割 程度 高 めに 評価する 傾向 が 確認 した が，実験 体 系に 起因する もの と 考え られ ，実 機体 系 にお いてはこの種の不確かさは小さくなるものと考 えら れ る。また ，非 凝縮 性 ガス 濃度の挙 動に つ いて，解 析結 果が 測 定デ ータとよ く一 致 する こと を確 認 した 。
格納 容器 各 領域 間の 流動 ，構 造 材と の熱伝達及び内部熱伝導の不確かさにおいては ，CSTF 実 験解 析 では ， 格納 容 器雰
囲気温度及び非凝縮性ガス濃度の挙動につ いて ，解 析結 果 が測 定デ ー タと よく一致 する こ とを 確認 した 。

解析 コー ド は，HDR 実験 解 析に おい て 区 画に よっ て 格納 容器 雰囲
気温 度を 十 数℃ 程度 ，格 納 容器 圧力 を 1 割程 度高 め に評 価す る傾
向が 確認 さ れて いる が， BWR の 格納 容 器 内の 区画 と は異 なる 等，
実験 体系 に 起因 する もの と 考え られ ， 実 機体 系に お いて は不 確か
さが 小さ く なる もの と推 定 され ，全 体 と して は格 納 容器 圧力 及び雰囲 気温 度 の傾 向を 適切 に 再現 でき て い るこ とか ら ，格 納容 器圧力及 び雰 囲 気温 度を 操作 開 始の 起点 と し てい る常 設 低圧 代替 注水ポン プを 用 いた 代替 格納 容 器ス プレ イ 冷 却系 （常 設 ）に よる 格納
容器 冷却 並 びに 格納 容器 圧 力を 操作 開 始 の起 点と し てい る格 納容
器圧 力逃 が し装 置に よる 格 納容 器減 圧 及 び除 熱操 作 に係 る運 転員
等操 作時 間 に与 える 影響 は 小さ い。
また ，格 納 容器 各領 域間 の 流動 ，構 造 材 との 熱伝 達 及び 内部 熱伝
導の 不確 か さに おい ては ，CSTF 実験 解 析 にお いて 格 納容 器雰 囲気
温度 及び 非 凝縮 性ガ スの 挙 動は 測定 デ ー タと 良く 一 致す るこ とを確認 して お り， その 差異 は 小さ いこ と か ら， 格納 容 器圧 力及 び雰
囲気 温度 を 操作 開始 の起 点 とし てい る 常 設低 圧代 替 注水 ポン プを用い た代 替 格納 容器 スプ レ イ冷 却系 （ 常 設） によ る 格納 容器 冷却並び に格 納 容器 圧力 を操 作 開始 の起 点 と して いる 格 納容 器圧 力逃がし 装置 に よる 格納 容器 減 圧及 び除 熱 操 作に 係る 運 転員 等操 作時
間に 与え る 影響 は小 さい 。
「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析 コー ド は，HDR 実験 解 析に おい て 区画 によ って 格 納容 器雰 囲気
温度 を十 数 ℃程 度， 格納 容 器圧 力を 1 割 程度 高め に 評価 する 傾向が確 認さ れ てい るが ，BWR の格 納 容器 内の 区画 とは 異 なる 等，実験体系に起因するものと考えられ，実機体系においては不確かさが小さくなるものと推定され，全体としては格納容器圧力及び雰囲
気温度の傾向を適切に再現できていることから，評価項目となる
パラ メー タ に与 える 影響 は 小さ い。
また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導の 不確 か さに おい ては ，CSTF 実 験 解析 によ り格 納 容器 雰囲 気温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認していることから，評価項目となるパラメータに与える影響は
小さ い。

「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 。

入力 値に 含 まれ る。
スプレイの水滴温度は短時間で雰囲気温度と平衡に至ることから伝熱モデルの不 確か さ はな い。
入力 値に 含 まれ る。
格納 容器 ベ ント につ いて は，設 計流 量に基づ いて 流 路面 積を 入力 値 とし て与 え，格納容器各領域間の流動と同様の計算
方法 が用 い られ てい る。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（1／5）
解析条件の不確かさ項

条件 設定 の 考え 方

目
解析条件

最確 条件

原子 炉熱 出力3,293MW

約 3,279MW〜
約 3,293MW（実 績値 ）

原子 炉圧力(圧力 容 器ド ーム部)

6.93MPa[gage]

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

定格 熱出 力 を設 定

定格 圧力 を 設定

通常 運転 水 位を 設定
通常 運転 水 位
（セパレ ー タス カー
ト下端か ら 約＋122cm〜約 ＋132cm）（実 績値 ）

炉心 流量48,300t／h（定格流量（100％流量））

定格流量の約 86％〜約 104％
（実績値）

初期条件

添付 2.4.2.2-4

原子 炉水位通常運転水位（セパレータスカー
ト下端から＋126cm）

定格 流量 を 設定

燃料

燃料 棒最大線出 力密度

９×９燃料(Ａ型)

44.0kW／m

装荷 炉心 ご と約 33 kW／ m〜
約 41kW／m（実 績値 ）

９ ×９ 燃 料 (Ａ 型 )と ９ ×９ 燃 料 (Ｂ型 )は ， 熱 水 力 的 な 特 性 は ほ ぼ 同等
であ り，その 他の 核 的特 性等 の 違い
は燃料棒最大線出力密度の保守性に包 含さ れ るこ とか ら，代表 的 に９×９燃 料(Ａ 型)を 設 定
初期の燃料棒線出力密度が大きい
方が燃料被覆管温度に対して厳しい設 定と な る
この ため ，保 安規 定 の運 転上 の 制限にお ける 上 限値 を設 定

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

最 確 条 件 と し た 場 合 には 最 大 線 出 力 密 度 及 び 原 子 炉 停止
後 の 崩 壊 熱 が 緩 和 さ れる 。 最 確 条 件 と し た 場 合 の 運 転員
等 操 作 時 間 及 び 評 価 項目 と な る パ ラ メ ー タ に 与 え る 影響
は ， 最 大 線 出 力 密 度 及び 原 子 炉 停 止 後 の 崩 壊 熱 に て 説明する 。
最 確 条 件 と し た 場 合 には ， ゆ ら ぎ に よ り 解 析 条 件 に 対して 変 動 を 与 え う る が ，事 象 初 期 に お い て 主 蒸 気 隔 離 弁が閉 止 し ， 原 子 炉 圧 力 は逃 が し 安 全 弁 に よ り 制 御 さ れ るた
め 事 象 進 展 に 与 え る 影響 は 小 さ く ， 運 転 員 等 操 作 時 間に与え る影 響 はな い。
最 確 条 件 と し た 場 合 には ， ゆ ら ぎ に よ り 解 析 条 件 に 対して 変 動 を 与 え う る が ，ゆ ら ぎ の 幅 は 事 象 発 生 後 の 水 位低
下 量 に 対 し て 非 常 に 小さ い 。 例 え ば ， 解 析 条 件 で 設 定した 通 常 運 転 水 位 か ら 高圧 炉 心 ス プ レ イ 系 等 の 自 動 起 動信号 が 発 信 す る 原 子 炉 水位 異 常 低 下 （ レ ベ ル ２ ） ま で の原子 炉 水 位 の 低 下 量 は約 2m で あ る の に 対 し て ゆ ら ぎ による 水 位 低 下 量 は約 40mm で あ り 非 常 に 小 さ い 。 し た がって ， 事 象 進 展 に 与 え る影 響 は 小 さ く ， 運 転 員 等 操 作 時間に与 える 影 響は ない 。
最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 炉 心 流 量 の 運 転 範 囲 に お いて解 析 条 件 か ら 変 動 し うる が ， 事 象 初 期 に お い て 原 子 炉がス ク ラ ム す る と と も に， 再 循 環 系 ポ ン プ が ト リ ッ プ 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 はな い 。
最 確 条 件 と し た 場 合 に は ， ９ ×９ 燃 料 (Ａ 型 )及 び ９ ×９
燃 料 (Ｂ 型 )の 混 在 炉 心 又 は それ ぞ れ 型 式 の 単 独 炉 心 となる 場 合 が あ る が ， 両 型式 の 燃 料 の 特 性 は ほ ぼ 同 等 で ある
こ と か ら ， 事 象 進 展 に与 え る 影 響 は 小 さ く ， 運 転 員 等操
作時 間に 与 える 影響 はな い 。

最確条件とした場合には最大線出力密度及び原子炉停止
後の 崩壊 熱 が緩 和さ れる 。最確 条件 と した 場合 の運 転 員等
操作 時間 及 び評 価項 目と な るパ ラメ ー タ に与 える 影 響は ，
最大 線出 力 密度 及び 原子 炉 停止 後の 崩 壊 熱に て説 明 する 。

最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 解 析 条 件 で 設 定 し て い る 燃料
棒 線 出 力 密 度 よ り も 小さ く な る た め ， 燃 料 被 覆 管 温 度の上 昇 が 緩 和 さ れ る が ，事 象 初 期 の 原 子 炉 注 水 は 原 子 炉隔
離 時 冷 却 系 及 び 高 圧 炉心 ス プ レ イ 系 の 自 動 起 動 に よ り確
保 さ れ ， 燃 料 被 覆 管 温度 を 操 作 開 始 の 起 点 と す る 運 転員
等 操 作 は な い こ と か ら， 運 転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影響
はな い。

最確 条件 と した 場合 には ，ゆら ぎに よ り解 析条 件に 対 して変動 を与 え うる が，事象 初 期に おい て 主蒸 気隔 離弁 が 閉止
し，原子 炉圧 力 は逃 がし 安 全弁 によ り 制 御さ れる た め，事
象進 展に 与 える 影響 は小 さ く，評価 項 目と なる パラ メ ータに与 える 影 響は ない 。
最確 条件 と した 場合 には ，ゆら ぎに よ り解 析条 件に 対 して変動 を与 え うる が，ゆら ぎ の幅 は事 象 発生 後の 水位 低 下量に対 して 非 常に 小さ い。例 えば ，解 析 条件 で設 定し た 通常
運転水位から高圧炉心スプレイ系等の自動起動信号が発信す る原 子 炉水 位異 常低 下（レ ベル ２ ）ま での 原子 炉 水位の低 下量 は 約 2m で ある の に対 して ゆ らぎ によ る水 位 低下
量は 約 40mm で あり 非常 に 小さ い。 し たが って ，事 象 進展に与 える 影 響は 小さ く，評 価項 目と な るパ ラメ ータ に 与える影 響は な い。
最確 条件 と した 場合 には ，炉心 流量 の 運転 範囲 にお い て解析条 件か ら 変動 しう るが ，事象 初期 に おい て原 子炉 が スク
ラム する と とも に， 再循 環 系ポ ンプ が ト リッ プす 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 はな い 。
最確 条件 と した 場合 には ，９×９ 燃料 (Ａ 型)及 び ９×９燃
料 (Ｂ 型 )の 混 在 炉 心 又 は そ れ ぞ れ 型 式 の 単 独 炉 心 と な る
場合 があ る が，両型 式の 燃 料の 特性 は ほぼ 同等 であ る ことから ，炉 心冷 却 性に 大き な 差は 無く ，評価 項目 とな る パラ
メー タに 与 える 影響 はな い 。
最確条件は解析条件で設定している燃料棒線出力密度よりも 小さ く なる 。こ のた め ，燃 料被 覆 管温 度上 昇が 緩 和される こと か ら，評価 項目 と なる パラ メ ータ に対 する 余 裕は
大き くな る。た だし ，お お むね 炉心 部 の冠 水が 維持 さ れる
本事 故シ ー ケン スで は， こ の影 響は 小 さ い。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（2／5）
解析条件の不確かさ

項

目
解析条件

原子 炉停 止後の
崩壊 熱

初期条件

添付 2.4.2.2-5

格納 容器 圧力ドラ イウ ェル雰囲 気温度
格納 容器 体積
（ド ライ ウ ェル）

格納 容器 体積（サ プレ ッ ション・チェン バ）

ANSI/ANS-5.1-1979
燃焼度 33GWd／t

燃焼 度
33GWd／t 以下（実 績値 ）

5kPa[gage]

約 2.2kPa[gage]〜
約 4.7kPa[gage]（実 績値 ）

57℃

約 25℃ 〜約 58℃（実 績値 ）

5,700m ３

空間部：4,100m ３
液相部：3,300m ３

条件 設定 の 考え 方

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

崩壊 熱が 大 きい 方が ，原 子炉 水 位低下及び格納容器圧力上昇の観点で厳し い設 定 とな る 。こ のた め ，崩壊
熱が大きくなる燃焼度の高い条件と し て ，1 サ イ ク ル の 運 転 期 間 (13ヶ 月 )に 調 整 運 転 期 間(1 ヶ 月 )を考慮した運転期間に対応する燃焼度を設 定

最 確 条 件 は 解 析 条 件 で設 定 し て い る 崩 壊 熱 と 同 等 以 下となる 。燃 焼度 33GWd／t の 場 合は ，解 析条 件と 最確 条 件は同 等 で あ る こ と か ら ，運 転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響はない 。ま た，燃焼 度 33GWd／t 未 満の 場 合 は，原子 炉か ら
サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ール に 流 出 す る 蒸 気 量 が 減 少 す ること で ， 原 子 炉 水 位 の 低下 は 遅 く な る が ， 事 象 初 期 の 原子
炉 注 水 は 原 子 炉 隔 離 時冷 却 系 及 び 高 圧 炉 心 ス プ レ イ 系の
自 動 起 動 に よ り 確 保 され る こ と か ら ， 運 転 員 等 操 作 時間に 与 え る 影 響 は な い 。ま た ， 同 様 に 格 納 容 器 圧 力 及 び雰
囲 気 温 度 並 び に サ プ レッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 位 及 び サ プレ
ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温度 の 上 昇 が 遅 く な り ， こ れ ら のパ
ラ メ ー タ を 操 作 開 始 の起 点 と す る 運 転 員 等 操 作 の 開 始時
間は 遅く な る。
最 確 条 件 は 解 析 条 件 で設 定 し て い る 格 納 容 器 初 期 圧 力より も 小 さ く な る 。 こ のた め ， 格 納 容 器 圧 力 が 低 め に 推移
す る こ と か ら ， 格 納 容器 圧 力 を 操 作 開 始 の 起 点 と す る運
転員 等操 作 の開 始時 間は 遅 くな る。

最確条件は解析条件で設定している崩壊熱と同等以下となる 。燃 焼 度 33GWd／t の 場合 は， 解 析条 件と 最確 条 件は同等 であ る こと から ，評 価 項目 とな る パラ メー タに 与 える
影響 はな い 。ま た， 燃焼 度 33GWd／ t 未満 の場 合は ， 原子炉か らサ プ レッ ショ ン・プ ール に流 出 する 蒸気 量が 減 少するこ とで ，原 子炉 水 位の 低下 は緩 和 され る。ま た，同様 に格納 容器 圧 力及 び雰 囲気 並 びに サプ レ ッ ショ ン・プー ル 水
位及 びサ プ レッ ショ ン・プ ール 水温 度 の上 昇は 遅く な るこ
とか ら，評価 項 目と なる パ ラメ ータ に 対す る余 裕が 大 きくなる 。

最 確 条 件 と し た 場 合 には ， ゆ ら ぎ に よ り 解 析 条 件 に 対して 変 動 を 与 え う る が ，ド ラ イ ウ ェ ル 雰 囲 気 温 度 は ， 格納
容 器 ス プ レ イ の 実 施 に伴 い 飽 和 温 度 と な る こ と か ら ，初期 温 度 の ゆ ら ぎ が 事 象進 展 に 与 え る 影 響 は 小 さ く ， 運転
員等 操作 時 間に 与え る影 響 は小 さい 。
解 析 条 件 は 最 確 条 件 と同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。
最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 格 納 容 器 体 積 （ サ プ レ ッ ショ
ン ・ チ ェ ン バ ） の 液 相部 の 運 転 範 囲 に お い て 解 析 条 件より 高 め の 水 位 と な る が， ゆ ら ぎ の 幅 は 非 常 に 小 さ い 。例
えば ， サプ レ ッ ショ ン ・プ ー ルの 水 量 は 3,300m ３ で あ る
のに 対し ，ゆら ぎ によ る水 量 変化 は約 42m ３ であ り，そ の割 合 は 初 期 保 有 水 量の 1.3％ 程 度 と 非 常 に 小 さ い 。 したが っ て ， 事 象 進 展 に 与え る 影 響 は 小 さ 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 ，ゆら ぎに よ り解 析条 件に 対 して変動 を与 え うる が，ドラ イ ウェ ル雰 囲 気 温度 は，格納 容 器
スプ レイ の 実施 に伴 い飽 和 温度 とな る こ とか ら，初期 温 度のゆ らぎ が 事象 進展 に与 え る影 響は 小 さ く，評価 項目 と な
るパ ラメ ー タに 与え る影 響 は小 さい 。
解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響は なく ，評 価 項目 とな る パラ メー タ に与 える 影響 は ない
最確条件とした場合には，格納容器体積（サプレッショ
ン・チェ ンバ ）の液 相部 の 運転 範囲 に おい て解 析条 件 より高め の水 位 とな るが ，ゆら ぎ の幅 は非 常に 小さ い 。例 えば ，
サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル の 水 量 は 3,300m ３ で あ る の に 対し， ゆら ぎ によ る水 量変 化 は約 42m ３ であ り， その 割 合は
初期 保有 水 量の 1.3％ 程度 と 非常 に小 さい 。し たが っ て，
事象 進展 に 与え る影 響は 小 さい 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

5,700m ３（設 計値 ）
空間 部：
約 4,092m ３ 〜
約 4,058m ３
液相 部：
約 3,308m ３ 〜
約 3,342m ３（実 績値 ）

格納容器圧力の観点で厳しい高めの設 定と し て，通 常 運転 時の 圧 力を包含 する 値 を設 定

ドライウェル内ガス冷却装置の設
計温 度を 設 定

設計 値を 設 定
サプ レッ シ ョン・プ ール での 圧 力抑制効果が厳しくなる少なめの水量とし て，保安 規定 の 運転 上の 制 限におけ る下 限 値を 設定

最確条件は解析条件で設定している格納容器初期圧力よりも 小さ く なる 。こ のた め ，格 納容 器 圧力 が低 めに 推 移す
るこ とか ら，評 価項 目と な るパ ラメ ー タに 対す る余 裕 は大きく なる 。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（3／5）
解析条件の不確かさ

項

目
解析条件

サプ レッ シ ョン・
プー ル水位

6.983m（通常運転水位-4.7cm）

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

サプレッション・プールでの圧力抑制効果
が厳しくなる低めの水位として，保安規定の運 転上 の 制限 にお ける 下 限値 を設 定

最 確 条 件 と し た 場 合に は ， サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル
水 位 の 運 転 範 囲 に おい て 解 析 条 件 よ り 高 め の 水 位 とな る が ， ゆ ら ぎ の 幅は 非 常 に 小 さ い 。 例 え ば ， サ プ
レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 位 が 6.983m の 時 の 水 量 は3,300m ３ で ある のに 対 し ，ゆ らぎ（ 0.087m）によ る水
量変 化は 約 42m ３ であ り，その 割 合は 初期 保有 水量 の1.3％ 程 度と 非常 に 小さ い 。し たが っ て，事象 進展 に与える影響は小さく，運転員等操作時間に与える影
響は 小さ い 。
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 と同 等 以 下と なる 。
32℃ の 場 合 は ， 解 析条 件 と 最 確 条 件 は 同 等 で あ る こ
とか ら運 転 員等 操作 時間 に 与え る影 響 は ない 。
32℃ 未 満 の 場 合 は ，サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル で の 圧力抑制効果が高まり格納容器圧力の上昇は緩和される。このため，格納容器圧力を操作開始の起点とす
る運 転員 等 操作 の開 始は 遅 くな る。
解析条件と最確条件は同等であることから，事象進
展 に 影 響 は な く ， 運転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 はない 。

最確 条件 と した 場合 には ，サ プ レッ ショ ン・プー ル水位の運転範囲において解析条件より高めの水位とな
るが ，ゆ らぎ の 幅は 非常 に 小さ い。例え ば，サプ レッ
ショ ン・ プ ール 水位 が 6.983m の 時の 水 量 は 3,300m ３
であ るの に 対し ，ゆ らぎ（0.087m）によ る 水量 変化 は
約 42m ３ で あ り，そ の割 合は 初 期保 有水 量 の 1.3％程 度と非 常に 小 さい 。し たが って ，事 象 進展 に 与え る影 響は小 さく ，評 価項 目 とな るパ ラメ ー タに 与 える 影響 は小さ い。
最確 条件 と した 場合 には ，解 析条 件 で設 定 して いる サ
プレ ッシ ョ ン・ プー ル水 温 度と 同等 以 下 とな る。
32℃ の場 合 は，解 析 条件 と最 確条 件 は同 等 であ るこ とから 評価 項 目と なる パラ メ ータ に与 え る 影響 はな い。
32℃ 未満 の 場合 は，サプ レッ シ ョン・プ ー ルで の圧 力抑制 効果 が 高ま り格 納容 器 圧力 の上 昇 は 緩和 され る。
この ため ，評 価項 目 とな るパ ラメ ー タに 対 する 余裕 は
大き くな る 。
解析 条件 と 最確 条件 は同 等 であ るこ と か ら，事 象 進展に影 響は な く，評 価 項目 とな るパ ラ メー タ に与 える 影
響は ない 。

最 確 条 件 と し た 場 合に は ， 解 析 条 件 で 設 定 し て い る
水温 と同 等 以下 とな る。
35℃ の 場 合 は ， 解 析条 件 と 最 確 条 件 は 同 等 で あ る こ
とか ら運 転 員等 操作 時間 に 与え る影 響 は ない 。
35℃ 未 満 の 場 合 は ，格 納 容 器 ス プ レ イ に よ る 圧 力 抑制効果が高まることから，同等の効果を得るために必要となるスプレイ水量が少なくなり，外部水源を用いた格納容器スプレイに伴うサプレッション・プ
ール水位の上昇が緩和されることから，サプレッション・プール水位を操作開始の起点とする操作の開始は 遅く な る。
管理 値下 限 の容 量と して 事 象発 生か ら 7 日間 後ま でに 必 要 な 容 量 を 備 えて お り ， 水 源 は 枯 渇 し な い こ とから 運転 員 等操 作時 間に 与 える 影響 は な い。
管理 値下 限 の容 量と して 事 象発 生か ら 7 日間 後ま でに 必 要 な 容 量 を 備 えて お り ， 燃 料 は 枯 渇 し な い こ とから 運転 員 等操 作時 間に 与 える 影響 は な い。

最確 条件 と した 場合 には ，解 析条 件 で設 定 して いる 水
温と 同等 以 下と なる 。
35℃ の場 合 は，解 析 条件 と最 確条 件 は同 等 であ るこ とから 評価 項 目と なる パラ メ ータ に与 え る 影響 はな い。
35℃ 未満 の 場合 は，格納 容器 スプ レ イに よ る圧 力抑 制
効果 が高 ま るが，格 納容 器最 高使 用 圧力 に 到達 した 時
点で格納容器ベントを実施するマネジメントに変わりは なく ，格 納容 器 圧力 の最 高値 は おお む ね格 納容 器
ベン ト時 の 圧力 で決 定さ れ るた め，評価 項 目と なる パ
ラメ ータ に 与え る影 響は な い。

最確 条件

7.000m〜 7.070m（実 績値 ）

サプレッション・プールでの圧力抑制効果
が厳しくなる高めの水温として，保安規定の運 転上 の 制限 にお ける 上 限値 を設 定
サプ レッ シ ョン・
プー ル水 温度

初期条件

添付 2.4.2.2-6

ベン ト管
真空 破壊 装置
作動 差圧

32℃

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）

約 15℃ 〜約 32℃（実 績値 ）

作動 差圧 ：3.45kPa（ドライ ウ ェル −サ
プレッシ ョ ン・チェ ン
バ間 差圧 ）
（設 計値 ）

設計 値を 設 定

格納容器スプレイによる圧力抑制効果の観点で厳しい高めの水温として，年間の気象条件 変化 を 包含 する 高め の 水温 を設 定

外部 水源 の水温35℃

外部 水源 の容量

約 8,600m ３

燃料 の容量

約 1,010kL

35℃ 以下

約 8,600m ３ 以 上（西側淡 水 貯水 設備＋代 替淡 水 貯槽 ）
約 1,010kL 以上（軽油貯 蔵 タン ク＋
可搬型設 備 用軽 油タ
ンク ）

西側淡水貯水設備及び代替淡水貯槽の管理
下限 値を 設 定
軽油貯蔵タンク及び可搬型設備用軽油タン
クの 管理 下 限値 を設 定

−

−

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（4／5）
解析条件の不確かさ項

条件 設定 の 考え 方

目
解析条件

起因 事象

事故条件

安全 機能 の喪失に対 する 仮定

給水流量の全喪失

崩壊熱除去機能喪失−−

添付 2.4.2.2-7
重大事故等対策に関連する機器条件

外部 電源

外部電源あり−原子 炉ス クラム

原子炉水位低(レベル３)信号（遅れ時間 1.05 秒）

原子 炉水 位 低
(レベ ル ３)信号（遅れ時 間 1.05 秒 ）主蒸 気隔 離弁

原子炉水位異常低下（レベル２）信号
で閉止

原子炉水 位 異常 低下（レ ベル ２ ）信 号
で閉 止

ＡＴ ＷＳ 緩 和設備（代 替原 子 炉再循環系ポ ンプ ト リップ機
能）原子炉水位異常低下（レベル２）信号で全台トリップ

原子炉水 位 異常 低下（レ ベル ２ ）信 号
で全 台ト リ ップ

逃が し安 全弁

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響−−

外 部 電 源 が な い 場 合 でも ， 非 常 用 母 線 は 非 常 用 デ ィ ーゼ
ル 発 電 機 等 か ら 自 動 的に 受 電 さ れ ， ま た ， 常 設 低 圧 代替
注 水 ポ ン プ を 用 い た 低圧 代 替 注 水 系 （ 常 設 ） の 起 動 準備
操 作 は ， 外 部 電 源 が ない 場 合 も 考 慮 し て 設 定 し て い るこ
とか ら， 運 転員 等操 作時 間 に与 える 影 響 はな い。

外部 電源 が ない 場合 は，外 部電 源喪 失 に伴 い原 子炉 ス クラ
ム，再循 環系 ポ ンプ トリ ッ プ等 が発 生 す るた め，外部 電 源がある場合と比較して原子炉水位の低下は緩和されることか ら，評価 項 目と なる パ ラメ ータ に 対す る余 裕は 大 きくなる 。

解 析 条 件 と 最 確 条 件 は同 様 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

解析 条件 と 最確 条件 は同 様 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

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
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

解析 条件 と 最確 条件 は同 様 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

設計 値を 設 定

解 析 条 件 と 最 確 条 件 は同 様 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

解析 条件 と 最確 条件 は同 様 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

解 析 条 件 は 最 確 条 件 と同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
なお ，本 事故 シ ーケ ンス に おい ては ，高圧 注水 機能 で ある
高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系が自動起動
する こと か ら，逃が し弁 機 能に 期待 し た場 合で も評 価 項目とな るパ ラ メー タに 与え る 影響 はな い 。

解 析 条 件 は 最 確 条 件 と同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はな
い。

最確 条件
運転 時の 異 常な 過渡 変化 の 中で，原子炉 水位 の 急速 な低 下に 伴 い，原 子
炉ス クラ ム，主蒸 気隔 離 弁の 閉止 等が発 生す る ため，事象 発 生後 の状 況
判断における余裕時間の観点で厳しい 給水 流 量の 全喪 失を 設 定
残留 熱除 去 系の 故障 によ る 崩壊 熱除去 機能 の 喪失 を設 定
原子 炉ス ク ラム が原 子炉 水 位低（ レベル ３）信号 にて 発 生し ，再 循環 系
ポン プト リ ップ は，原 子 炉水 位異 常低下（レ ベル ２）信号 に て発 信す る
ため，原子 炉 水位 の低 下 が大 きく なり，事 象発 生 後の 状況 判 断に おけ る
余裕時間の観点で厳くなる外部電
源あ りを 設 定
設計 値を 設 定

設計 値を 設 定
なお，安全 弁 機能 は逃 が し弁 機能 に
（原子炉圧力制御時）（原子炉 圧 力制 御時 ）比べて原子炉圧力が高めに維持さ安全弁機能
安全弁機 能れ，原 子炉 減 圧操 作時 に 原子 炉圧 力
7.79MPa[gage]〜
7.79MPa[gage]〜
が所定の圧力に到達するまでの時
8.31MPa[gage]
8.31MPa[gage]
間が 遅く な るた め，事 象 発生 初期 に
385.2t／h（1 個当たり） 385.2t／ h（1 個当 た り）
おいて高圧注水機能が喪失し低圧〜〜
注水機能を用いて原子炉注水を実410.6t／h（1 個当たり） 410.6t／ h（1 個当 た り）
施す る事 故 シー ケン スに お いて は，（設 計値 ）
評価項目に対して厳しい条件となる
逃がし安全弁の設計値に基づく原（原子炉 手 動減 圧操（原子炉手動減圧操
子炉圧力と蒸気流量の関係から設
作時）
作時）
定
逃がし安 全 弁（ 自動 減逃がし安全弁（自動減圧機能） 7 個 を 開放 す
圧機能）7 個を開放することによる原子炉
ることによる原子炉
減圧
減圧

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（5／5）
解析条件の不確かさ

項目

原子 炉隔 離 時冷却系

解析条件

最確 条件

原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて自動起動

原子炉水位異常低下（レベル ２ ）信 号に て自動起動

・注水流量：
136.7m ３ ／h・ 注 水 圧 力 ：1.04MPa[gage] 〜 7.86
[gage]

・注水流 量 ：136.7m ３ ／h
・注水圧 力 ：1.04MPa[gage]〜 7.86
[gage]
原子炉水位異常低下（レベル ２ ）信 号に て
自動起動

原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて自動起動

重大事故等対策に関連する機器条件

添付 2.4.2.2-8

高圧 炉心
スプ レイ系

・注水流量：
0m ３ ／h〜1,419m ３ ／h
・注水圧力：
0MPa[dif]〜
7.65MPa[dif]（原子炉注水単独時）（2 台）
・注水流量：
0m ３ ／h〜378m ３ ／h

低圧 代替 注水系
（常 設）

・注水圧力：
0MPa[dif]〜
2.38MPa[dif]（原子炉注水と格納
容器スプレイ併用時）
・注水流量：230m ３ ／h

・注水流 量 ：0m ３ ／h〜1,419m ３ ／h
以上
・注水圧 力 ：0MPa[dif]〜
7.65MPa[dif]（原子炉 注 水単 独時 ）（2 台 ）
・注水流 量 ：0m ３ ／h〜378m ３ ／ h
以上
・注水圧 力 ：0MPa[dif]〜
2.38MPa[dif]（原子炉注水と格納
容器スプ レ イ併 用時 ）・注水流 量：230m ３ ／h
以上

代替 格納 容 器スプレ
イ冷 却系 （ 常設）

スプレイ流量：130m ３ ／h（一定）スプレイ 流 量：102m ３ ／h〜 130m ３ ／h

格納 容器 圧 力逃がし装置

排気流量：13.4kg／s（格納容器圧力310kPa[gage]
において）

排気流量 ：13.4kg／ s
以上（格 納容 器 圧力
310kPa[gage]にお いて ）

条件 設定 の 考え 方

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

設計 値を 設 定。原 子炉 隔 離時 冷却 系
は，タ ービ ン 回転 数制 御 によ り原 子
炉圧力に依らず一定の流量にて注水す る設 計 とな って いる 。

解 析 条 件 と 最 確 条 件 は同 様 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

解析 条件 と 最確 条件 は同 様 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

設計 値を 設 定。原 子炉 水 位の 観点 で厳し い設 定 とし て，最 小 流量 特性 を設定

最 確 条 件 と し た 場 合 ，お お む ね 注 水 開 始 後 の 原 子 炉 水位の 回 復 が 早 く な り ， 原子 炉 水 位 の 維 持 操 作 の 開 始 が 早くな る が ， 原 子 炉 水 位 回復 ま で の 期 間 は 原 子 炉 水 位 を 継続
監 視 し て い る こ と か ら， 運 転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影響
は小 さい 。

最確 条件 と した 場合 ，お お むね 注水 開 始後 の原 子炉 水 位の回復 が早 く なり ，炉 心の 再 冠水 が早 ま るこ とか ら評 価 項目とな るパ ラ メー タに 対す る 余裕 は大 き く なる 。

炉心冷却性の観点で厳しい設定として，設備 設 計上 の最 低 要求 値で ある最 小流 量 特性 を設 定

最 確 条 件 と し た 場 合 ，お お む ね 注 水 開 始 後 の 原 子 炉 水位の 回 復 が 早 く な り ， 炉心 冠 水 後 の 原 子 炉 水 位 の 維 持 操作の 開 始 が 早 く な る が ，原 子 炉 減 圧 か ら 水 位 回 復 ま で の原子 炉 水 位 を 継 続 監 視 して い る 期 間 の 流 量 調 整 操 作 で ある
ため ，運 転 員等 操作 時間 に 与え る影 響 は ない 。

最確 条件 と した 場合 ，お お むね 注水 開 始後 の原 子炉 水 位の回復 が早 く なり ，炉 心の 再 冠水 が早 ま る こと から ，評 価 項
目と なる パ ラメ ータ に対 す る余 裕は 大 き くな る。

最 確 条 件 と し た 場 合 ，サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 位 の上
昇 が 緩 和 さ れ る こ と から ， サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水位を操 作開 始 の起 点と する 操 作の 開始 は 遅 くな る。

スプ レイ 流 量は ，格 納容 器 圧力 の上 昇 を抑 制可 能な 範 囲で調整 し ，ま た ，代替 格納 容 器ス プレ イ 冷 却系（ 常設 ）の 停止後に格納容器最高使用圧力に到達した時点で格納容器
ベン トを 実 施す る運 転員 等 操作 に変 わ り はな く，格納 容 器
圧力の最高値はおおむね格納容器ベント時の圧力で決定され るた め，評 価項 目と な るパ ラメ ー タに 与え る影 響 はない。
最確 条件 と した 場合 には ，格納 容器 ベ ント 後の 格納 容 器圧力の 低下 が 早く なる が，格 納容 器最 高 使用 圧力 に到 達 した時点で格納容器ベントを実施するマネジメントに変わり
はな く，格納 容 器圧 力の 最 高値 はお お むね 格納 容器 ベ ント
時の 圧力 で 決定 され るた め ，評 価項 目 とな るパ ラメ ー タに与え る影 響 はな い。

設計 に基 づ き，併 用時 の 注入 先圧 力
系統圧損を考慮しても確保可能な流量 を設 定サプ レッ シ ョン・プー ル 水位 の上 昇
が早 くな り，格納 容器 圧 力逃 がし 装
置による格納容器減圧及び除熱までの操作時間余裕の観点で厳しい条件 とし て，運転 手順 の 流量 調整 範
囲 （ 102m ３ ／ h〜 130m ３ ／ h） に お け
る上 限を 設 定
格納容器減圧特性の観点で厳しい設定 とし て，設備 設計 上 の最 低要 求
値で ある 最 小流 量特 性を 設 定

最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 格 納 容 器 ベ ン ト 後 の 格 納 容器
圧 力 の 低 下 が 早 く な るが ， 格 納 容 器 ベ ン ト 後 に 格 納 容器
圧 力 を 操 作 開 始 の 起 点と す る 操 作 は な い た め ， 運 転 員等
操作 時間 に 与え る影 響は な い。

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（1／3）

項

解析上の操作開始条件目

逃がし安全弁（ 自動 減 圧
機能 ）の 手 動
による原子
炉減圧操作
（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 ）

サプレッショ
ン・プール水温 度 65 ℃ 到
達時

条件設定の
考え方

運転手順に基づきサプレッション・
プール熱容量制限を踏まえて設定

操作条件

添付 2.4.2.2-9

常設低圧代
替注水ポン
プを用いた
代替格納容
器スプレイ
冷却系（常
設）によ る 格
納容器冷却操作

格納容器圧力279kPa[gage]
到達時

運転手順に基づき格納容器ベント実
施基準である格納容器最高使用圧力（310kPa[gage]）に対する余裕を考慮し設定

操作 不確 か さ要 因
【認 知】
事故 時の 重 要監 視パ ラメ ー タと して サ プ レッ ショ ン・プー ル 水温 を継 続 監視 してお り，また，逃 がし 安全 弁（ 自動 減 圧 機能）の 手動 によ る 原子 炉減 圧操 作 の操作 実施 基 準（ サプ レッ シ ョン・プ ー ル水 温度 65℃ ）に 到達 す るの は事 象発 生
約 2 時間 後 であ り ，比 較的 緩 やか なパ ラ メー タ変 化 であ るこ とか ら ，認知 遅れが操 作開 始 時間 に影 響を 及 ぼす 可能 性 は 非常 に小 さ い。
【要 員配 置 】
中央 制御 室 での 操作 のみ で あり ，当 直運 転員 は中 央 制御 室に 常駐 し てい るこ とから ，要 員 配置 が操 作開 始 時間 に与 え る 影響 はな い 。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 移 動 が操 作開 始 時間 に与 える 影 響は ない 。
【操 作所 要 時間 】
逃が し安 全 弁（ 自 動減 圧機 能 ）の手 動に よる 原子 炉 減圧 操作 とし て 余裕 時間 を含めて 1 分 を設 定し てい る。中 央制 御室 の制 御盤 の スイ ッチ によ る 簡易 な操 作
であ り ，操 作所 要 時間 が長 く なる 可能 性 は非 常に 低 く，操 作所 要時 間 が操 作開
始時 間に 影 響を 及ぼ す可 能 性は 非常 に 小 さい 。
【他 の並 列 操作 有無 】
他の 並列 操 作は なく ，他 の 並列 操作 が 操 作開 始時 間 に与 える 影響 は ない 。
【操 作の 確 実さ 】
中央 制御 室 の制 御盤 のス イ ッチ によ る 簡 易な 操作 で あり，誤 操作 は起 こ りに く
いこ とか ら ，誤 操作 等が 操 作開 始時 間 に 影響 を及 ぼ す可 能性 は非 常 に小 さい 。
【認 知】
事故時には重要監視パラメータである格納容器圧力を継続監視しており，また，格納 容 器ス プレ イの 操 作実 施基 準（格 納容 器圧 力 279kPa[gage]）に 到達 するの は事 象 発生約 13 時 間後 で あり ，比 較的 緩や か なパ ラメ ータ 変 化で ある ことか ら， 認 知遅 れが 操作 開 始時 間に 影 響 を及 ぼす 可 能性 は非 常に 小 さい 。
【要 員配 置 】
中央 制御 室 での 操作 のみ で あり ，当 直運 転員 は中 央 制御 室に 常駐 し てい るこ とから ，要 員 配置 が操 作開 始 時間 に与 え る 影響 はな い 。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 移 動 が操 作開 始 時間 に与 える 影 響は ない 。
【操 作所 要 時間 】
中央 制御 室 の制 御盤 のス イ ッチ によ る 簡 易な もの で あり，緩 やか な圧 力 上昇 に対し て操 作 所要 時間 は十 分 に短 いた め，操作 所要 時 間が 操作 開始 時 間に 影響 を及ぼ す可 能 性は 非常 に小 さ い。
【他 の並 列 操作 有無 】
原子 炉水 位 の調 整操 作を 並 列し て実 施 す る場 合が あ るが，同 一の 制御 盤 によ る
対応が可能であることから，他の並列操作が操作開始時間に与える影響はない。 また ， 代替 格納 容器 ス プレ イ冷 却 系 （常 設） は ，低 圧代 替注 水 系（ 常設 ）とポ ンプ 等 を共 用し てい る が，原子 炉注 水と 格納 容 器ス プレ イの 流 量を 同時 に確保 可能 な ポン プ容 量を 備 えて いる た め ，原子 炉 注水 と格 納 容器 スプ レ イの 同
時運 用が 可 能で ある 。
【操 作の 確 実さ 】
中央 制御 室 の制 御盤 のス イ ッチ によ る 簡 易な 操作 で あり，誤 操作 は起 こ りに く
いこ とか ら ，誤 操作 等が 操 作開 始時 間 に 影響 を及 ぼ す可 能性 は非 常 に小 さい 。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

左記のとおり操作不確かさ要因により操
作開始時間に与える影響は小さいことから，実態 の 操作 開始 時
間は解析上の設定とほぼ 同等 で ある 。
本操 作は ，解析 コー ド
及び 解析 条 件（ 操作 条件を 除く 。）の 不確 かさにより操作開始時
間は遅くなる可能性があ るが ，他の 操作 との重複もないことから，この 他 の操 作に 与える 影響 は ない 。

実態の操作開始時間
は解析上の設定とほぼ同等であることから，評価 項目 に 与え る
影響 はな い 。
解析コード及び解析
条件（操作条件を除く 。） の 不 確 か さ に より，操作 開始 時 間が 遅
くな る場 合 でも ，パ ラ
メータが操作実施基準に到達した時点で開始することで同等の効 果が 得 られ ，事 象
進展に変わりがない
こと から ，操 作 開始 が遅くなることにより評価項目となるパラ
メータに与える影響
はな い。

少なくとも原子炉隔
離時冷却系による注
水継続が可能な時間内に実施することで炉心損傷を回避する
こと が可 能 であ り，事象発生から少なくとも 8 時間 程 度の 操作 時
間余裕が確保されている 。な お ，高 圧炉 心
スプレイ系による原子炉注水を継続する
こと も可 能 であ り，この場合には更に余裕があ る。

中央制御室における操作のため，シミュレータ（模擬操作含む。）にて訓練実績を取得。
訓練での操作時間
は約 1 分 。 想定 で意図している運転操作が実施可能なこと を確 認 した 。

左記のとおり操作不確かさ要因により操
作開始時間に与える影響は小さいことから，実態 の 操作 開始 時
間は解析上の設定とほぼ 同等 で ある 。
本操 作は ，解析 コー ド
及び 解析 条 件（ 操作 条件 を 除 く 。） の 不 確 かさに より ，操作 開始 時
間は遅くなる可能性があ るが ，並列 して 実施する場合がある原
子炉水位の調整操作とは同一の制御盤による対応が可能であるこ とか ら ，こ の他 の操作に与える影響はない 。

実態の操作開始時間
は解析上の設定とほぼ同等であることから，評価 項目 に 与え る
影響 はな い 。
解析コード及び解析
条件（操作条件を除く 。） の 不 確 か さ に より，操作 開始 時 間が 遅
くな る場 合 でも ，パ ラ
メータが操作実施基準に到達した時点で開始することで同等の効 果が 得 られ ，有 効性評価解析における格納容器圧力の最高値に変わりがないことか ら，操作 開 始が 遅くなることにより評
価項目となるパラメータに与える影響はない 。

常設低圧代替注水ポンプを用いた代替格
納容器スプレイ冷却系（ 常設 ）によ る格 納
容器 冷却 操 作は ，事 象
発生 の 約 13 時 間後 に実施 する も ので あり ，
準備時間が確保できるこ とか ら ，時 間余 裕があ る。

中央制御室における操作のため，シミュレータ（模擬操作含む。）にて訓練を取得。訓練
では，格納容器圧
力 279kPa[gage]到
達時に，常設低圧
代替注水ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）を実施，
スプレイ操作は約4 分。想定 し てい る
範囲内で意図している運転操作が実施可能なことを確
認し た。

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（2／3）

項

解析上の操作開始条件目

操作条件

添付 2.4.2.2-10

格納容器圧
力逃がし装
置による格
納容器減圧
及び除熱操
作（ サプ レ ッ
ショ ン・チ ェ
ンバ 側）

格納容器圧力310kPa[gage]
到達時

条件設定の
考え方

運転手順に基づき，格納容器最高
使用圧力を踏まえて設定

操作 不確 か さ要 因
【認 知】
事故 時に は 重要 監視 パラ メ ータ であ る 格 納容 器圧 力 を継 続監 視し て おり ，格 納
容器 ベン ト の操 作実 施基 準（格 納容 器 圧 力 310kPa[gage]）に 到達 する のは ，事象発 生の 約 28 時 間 後で あり ，比 較的 緩 や かな パラ メ ータ 変化 であ る こと から ，
認知 遅れ が 操作 開始 時間 に 与え る影 響 は ない 。
【要 員配 置 】
中央 制御 室 での 操作 のみ で あり ，当 直運 転員 は中 央 制御 室に 常駐 し てい るこ とから ，要 員 配置 が操 作開 始 時間 に与 え る 影響 はな い 。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 移 動 が操 作開 始 時間 に与 える 影 響は ない 。
【操 作所 要 時間 】
中央 制御 室 の制 御盤 のス イ ッチ によ る 簡 易な 操作 で あり，緩 やか な圧 力 上昇 に
対し て十 分 に短 く，操作 所要 時 間が 操作 開始 時間 に 影響 を及 ぼす 可 能性 は非 常に小 さい 。
【他 の並 列 操作 有無 】
原子 炉水 位 の調 整操 作を 並 列し て実 施 す る場 合が あ るが，異 なる 当直 運 転員 による 対応 が 可能 であ るこ と から ，他 の並 列操 作が 操 作開 始時 間に 与 える 影響 はない 。
【操 作の 確 実さ 】
中央 制御 室 での 操作 は，中央 制 御室 の制 御盤 のス イ ッチ によ る簡 易 な操 作で あり ，誤 操作 は起 こ りに くい こ とか ら ，誤 操作 等が 操 作開 始時 間に 影 響を 及ぼ す可能 性は 非 常に 小さ い。
なお，中 央制 御室 で の操 作に 失 敗し た場 合は 現場 で の操 作を 実施 す るこ とと してお り，操 作の 信頼 性を 向 上し てい る が，この 場合 ，75 分程 度 は操 作開 始時 間が遅 れる 可 能性 があ る。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響

左記のとおり操作不確かさ要因により操
作開始時間に与える影響は小さいことから，実態 の操 作 開始 時
間は解析上の設定とほぼ 同等 で ある 。仮 に中央制御室での遠隔操作が失敗した場合
は，現場 操作 に て対 応する ため ，75 分 程度 操
作開始時間が遅れる
可能 性が あ る。
解析コード及び解析
条件（操作条件を除く 。）の 不確 か さに より，操作 開始 時 間は 遅くなる可能性がある
が，並列 して 実 施す る場合がある原子炉水位の調整操作とは異なる当直運転員による対応が可能であること から ，こ の 他の 操作に与える影響はな
い 。な お ，遠 隔 操作 失敗時に現場操作にて対応 する 場 合に も，異なる要員により対応が可能であることから，この 他の 操 作に 与える 影響 は ない 。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

実態の操作開始時間
は解析上の設定とほぼ同等であることから，評価 項 目に 与え る
影響 はな い 。仮 に中 央
制御室での遠隔操作が失 敗し た 場合 は，現場操作にて対応する
ため ，75 分 程度 操作 開始時間が遅れる可能性が ある 。 この 場合 ，格 納 容 器 圧 力 は310kPa［ gage］より 若
干上 昇し ，評価 項目 となるパラメータに影響を 及ぼ す が，この 場
合 で も 620kPa[gage]を十分に下回ることから ，格 納 容器 の健 全性の観点からは問題とな らな い 。

格納容器圧力逃がし装置による格納容器
減圧 及び 除 熱操 作は ，
事象 発生 の 約 28 時 間後に実施するものであり ，準 備 時間 が確 保
でき るこ と から ，時 間
余裕 があ る 。仮 に，中央制御室からの遠隔操作 に失 敗 し，現場 操
作にて格納容器圧力逃がし装置二次隔離
弁の開操作を実施す
る場 合に は ，格 納容 器
減圧及び除熱操作の開始 が遅 れ るこ とで ，格 納 容 器 圧 力 は0.31MPa[gage] か ら 上
昇す るが ，格納 容器 ス
プレイを停止した時
点の格納容器圧力約0.255MPa[gage] か ら
0.310MPa[gage] 到 達
まで の時 間 が約 1 時 間であることから外挿すると，0.31MPa[gage] か ら
0.62MPa[gage] に 到 達する まで に 5 時 間程 度の時 間余 裕 があ り，現場操作に要する時間
は 75 分 程 度で ある ことか ら，時 間余 裕が ある。

中央制御室での操
作は，シミュレー
タ（模擬操作含む。）にて訓練実績を取得。訓練では，格納容器圧力の上昇傾向を監視
し ， 310kPa[gage]
到達時に，格納容器ベントを実施
し ，操 作時 間 は約 4分。想定している
範囲内で意図している運転操作が実施可能であることを確 認し た 。
また，ベント実施
時に遠隔操作に失敗した場合は現場操作にて対応するが，現場モックア
ップ等による訓練
実績では，移動時
間を 含め 約 66 分 で操作を実施できた。想定している
範囲内で意図している運転操作が実施可能であることを確 認し た 。

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（3／3）

項

解析上の操作開始条件

目

代替淡水貯
槽への補給
操作
操
作
条
件

添付 2.4.2.2-11

代替淡水貯
槽への補給
に用いる可
搬型代替注
水中型ポン
プへの燃料
給油 操作

代替淡水貯槽を水源とした注水の開始時点

代替淡水貯槽への補給開始
から適宜

条件設定の
考え方
代替淡水貯槽への補給は，解析条
件ではないが，解析で想定している操作の成立や継続に必要な作業であり，代替淡水貯槽が枯渇しないように設定
可搬型代替注水中型ポンプへの燃料給油は，解析
条件ではないが，解析で想定している操作の成立や継続に必要な作業であり，燃料が枯渇しないように設定

操作 不確 か さ要 因

代替 淡水 貯 槽の 枯渇 まで には 24 時 間以 上の 時間 余 裕が あり ，補 給 開始 まで の準備 時間 180 分 を考 慮し て も， 十分 な 時 間余 裕が あ る。

可搬 型代 替 注水 中型 ポン プ の燃 料枯 渇 ま でに は約 210 分 の時 間余 裕 があ り，給油開 始ま で の準 備時 間 110 分（ タン ク ロ ーリ ーへ の 給油 90 分及 び可 搬 型代 替
注水 中型 ポ ンプ への 給油 20 分） を 考慮 し ても ，十 分 な時 間余 裕が あ る。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響−−

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響−−操作 時間 余 裕

訓練 実績 等−

代替淡水貯槽への補給は所要時間
180 分 のと ころ ，訓練実績等により約
164 分 に 実 施 可 能
なことを確認した。

−

可搬型代替注水中型ポンプへの燃料
給油は所要時間110 分 のと ころ ，訓練実績等により約
98 分に 実施 可能 なこと を確 認 した 。

添付資料 2.4.2.3
7 日間における水源の対応について（ 崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失 （ 残 留 熱 除 去 系 が 故 障 し た 場 合 ））1.

水源に関する評価①

淡水源（有効水量）
・代替淡水貯槽： 4,300m ３

・ 西 側 淡 水 貯 水 設 備 ： 4,300m ３

2.
①

水使用パターン
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
サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 が 65℃ に 到 達 す る 事 象 発 生 約 2 時
間後，代替淡水貯槽を水源とした常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を実施する。
炉心冠水後は，原子炉水位高（レベル８）設定点から原子炉水位低（レベル３）設定点の範囲で注水する。

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
格 納 容 器 圧 力 が 279kPa[gage]に 到 達 す る 事 象 発 生 約 13 時 間 後 ，
代替淡水貯槽を水源とした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を実施する。
サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 位 が 通 常 水 位 ＋ 6.5m に 到 達 後 ， 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を停止する。
添付 2.4.2.3-1

③西側淡水貯水設備から代替淡水貯槽への補給
可搬型代替注水中型ポンプによる水源補給準備が完了後，西側

淡水貯水設備の水を代替淡水貯槽へ補給する。

3.

時間評価
事象発生から常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水が開始されるまでは，原子炉隔離時冷却系により原子炉注水を実施するため，代替淡水貯槽の水量は減少しない。
事象発生 2 時間以降は，原子炉注水等によって，代替淡水貯槽の水量は減少する。
可搬型代替注水中型ポンプによる水源補給の準備が完了する事象
発 生 後 約 315 分 時 点 で 代 替 淡 水 貯 槽 は 枯 渇 し て い な い 。 そ の 後 ， 西側淡水貯水設備から代替淡水貯槽への補給を実施するため，代替淡水貯槽は枯渇することがない。

添付 2.4.2.3-2

積 算 注 水 量 (m３ )常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水開始
常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器
スプレイ冷却系（常設）による格納容器スプレイ
開始
4,300m３ 到 達
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）による格納容器スプレイ停止

第 1図

外部水源による積算注水量（ 崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失 （ 残 留 熱 除 去 系 が 故 障 し た 場 合 ））4.

水源評価結果時 間 評 価 の 結 果 か ら 代 替 淡 水 貯 槽 が 枯 渇 す る こ と は な い 。ま た ，7

日 間 の 対 応 を 考 慮 す る と ， 合 計 約 5,410m ３ の 水 が 必 要 と な る 。 代 替
淡 水 貯 槽 及 び 西 側 淡 水 貯 水 設 備 に 合 計 8,600m ３ の 水 を 保 有 す る こ とから必要水量を確保している。このため，安定して冷却を継続することが可能である。

添付 2.4.2.3-3

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））保守的に全ての設備が，事象発生直後から 7 日間燃料を消費するものとして
評価する。
時系列

合計

判定

7 日間の
軽油消費量
約 755.5kL

軽油貯蔵タ
ンクの容量
は 約 800kL
であり，７日
間対応可能

7 日間の
軽油消費量
約 6.0kL

可搬型設備
用軽油タン
クの容量は
約 210kL であり，７日間
対応可能

7 日間の
軽油消費量
約 70.0kL

緊急時対策
所用発電機
燃料油貯蔵
タンクの容
量 は 約 75kL
であり，7 日間の対応可能

非常用ディーゼル発電機 2 台起動 ※１（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
1,440.4L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×2 台（運転台数）＝約 484.0kL
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機 1 台起動（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
775.6L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×1 台（運転台数）＝約 130.3kL
常設代替高圧電源装置 2 台起動 ※２（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
420.0L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×2 台（運転台数）＝約 141.2kL
可搬型代替注水中型ポンプ 1 台起動（西側淡水貯水設備から代替淡水貯槽への補給）
35.7L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×1 台（運転台数）＝約 6.0kL

緊急時対策所用発電機 1 台起動（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
411L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×1 台（運転台数）＝約 70.0kL※1

事故収束に必要なディーゼル発電機は非常用ディーゼル発電機 1 台であるが，保守的にディーゼル発電機 2 台の起動を仮定した。
※2 緊急用母線の電源を，常設代替高圧電源装置 2 台で確保することを仮定した。

添付 2.4.2.4-1

添付資料 2.4.2.5
常設代替交流電源設備の負荷（崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））

主要負荷リスト
起動順序【電源設備：常設代替高圧電源装置】
負荷容量
(kW)

主要機器名称緊急用母線自動起動負荷
・緊急用直流125V充電器
・その他必要な負荷
常設低圧代替注水系ポンプ
常設低圧代替注水系ポンプ
緊急用海水ポンプ
その他必要な負荷
代替燃料プール冷却系ポンプ

①
②
③
④
⑤

負荷起動時の最
大負荷容量(kW)

定常時の連続最
大負荷容量
(kW)

約 252

約 204

約689
約879

約394
約584

約1,566

約1,098

約1,207

約1,128

約 120
約 84
約190
約190
約510
約4
約30

負荷 容量(kW)

7,000

6,000

5,000

4,000

3,000

常設 代替 高 圧電 源 装置 2台 の最 大 容量 2,760kW ※ １
常設 代替 高 圧電 源 装置 2台 の連 続 定格 容 量 2,208kW ※ ２

2,000

④

最大 負荷 容 量
約1,566kW

⑤
③
②

1,000

①
0

▲

1

24

常設代替高圧電源装置 2 台
起動
常設 代替 高 圧電 源 装置 の負 荷 積算 イ メー ジ
※1※2

常 設代替高圧電源装置定格出力運転時の容量（1,380kW×運 転台 数 ＝最 大 容量 ）常 設代替高圧電源装置定格出力運転時の 80％の容 量 （1,380kW×0.8×運 転台 数＝ 連続 定 格容 量 ）添付 2.4.2.5-1

経過 時間 (h)2.5

原子炉停止機能喪失

2.5.1

事故シーケンスグループの特徴，炉心損傷防止対策(1)

事故シーケンスグループ内の事故シーケンス
事故シーケンスグループ「原子炉停止機能喪失」に含まれる事故シーケ
ンスは，
「1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，①「過渡事象＋原子炉停止失敗」，②「サポート系喪失（自動停止）＋原子炉停止
失敗」，③「中小破断ＬＯＣＡ＋原子炉停止失敗」及び④「大破断ＬＯＣＡ＋原子炉停止失敗」である。

(2)

事故シーケンスグループの特徴及び炉心損傷防止対策の基本的考え方
事故シーケンスグループ「原子炉停止機能喪失」では，運転時の異常な過渡変化の発生後，炉心冷却には成功するが，原子炉停止機能が喪失することを想定する。このため，原子炉は臨界状態が継続し，原子炉出力が高い状態が維持されることから，炉心で発生した蒸気が格納容器に流入し格
納容器圧力が上昇することで，緩和措置が取られない場合には，炉心損傷
より先に格納容器破損に至る。これに伴い炉心冷却機能を喪失する場合には，原子炉水位の低下が継続し，炉心が露出することで炉心損傷に至る。
本事故シーケンスグループは，原子炉停止機能を喪失したことによって最終的に炉心損傷に至る事故シーケンスグループである。このため，重大事故等対策の有効性評価としては，原子炉停止機能に対する重大事故等対処設備に期待することが考えられる。
以上により，本事故シーケンスグループでは，代替の原子炉停止機能を用いて原子炉出力を抑制し，原子炉注水機能を用いて原子炉水位を適切に維持することにより炉心損傷の防止を図るとともに，最終的な熱の逃がし
場へ熱の輸送を行うことによって除熱を行い格納容器破損の防止を図る。
2.5-1

(3)

炉心損傷防止対策
事故シーケンスグループ「原子炉停止機能喪失」において，炉心が著し
い損傷に至ることなく，かつ十分な冷却を可能とするため，初期の対策としてＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環系ポンプトリップ機能）及びほう酸水注入系による原子炉停止手段並びに原子炉隔離時冷却系及び高圧炉
心スプレイ系による原子炉注水手段を整備し，安定状態に向けた対策として，高圧炉心スプレイ系による炉心冷却を継続する。また，格納容器の健全性を維持するため，安定状態に向けた対策として，残留熱除去系（サプ
レッション・プール冷却系）による格納容器除熱手段を整備する。さらに，
重要事故シーケンスに対する有効性評価では期待しないが，代替制御棒挿入機能及び原子炉手動スクラムによる原子炉停止手段を整備している。対策の概略系統図を第 2.5−1 図に，対応手順の概要を第 2.5−2 図に示すとともに，重大事故等対策の概要を以下に示す。また，重大事故等対策における手順と設備との関係を第 2.5−1 表に示す。
本事故シーケンスグループにおける重要事故シーケンスにおいて必要な要員は，災害対策要員（初動）10 名である。
災害対策要員（初動）の内訳は，当直発電長 1 名，当直副発電長 1 名，
運転操作対応を行うための当直運転員 4 名及び指揮，通報連絡を行うための災害対策要員（指揮者等）4 名である。
必要な要員と作業項目について第 2.5−3 図に示す。
なお，重要事故シーケンス以外の事故シーケンスについては，作業項目
を重要事故シーケンスと比較し，必要な要員数を確認した結果，災害対策要員（初動）10 名で対処可能である。
ａ．原子炉停止機能喪失の確認
運転時の異常な過渡変化の発生に伴い，原子炉がスクラムすべき状況
2.5-2

にもかかわらず制御棒が原子炉へ挿入されない場合，原子炉自動スクラ
ム失敗を確認する。その後，中央制御室からの遠隔操作により手動スク
ラムボタン及び原子炉モードスイッチ「ＲＵＮ」から「ＳＨＵＴ

ＤＯ

ＷＮ」への切換えによる手動スクラム操作を実施するが，これにも失敗したことで，原子炉停止機能喪失と判断する。
主蒸気隔離弁閉止に伴い原子炉圧力高信号にてＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環系ポンプトリップ機能）が作動し，再循環系ポンプが全台トリップしたことで炉心流量が低下し，原子炉出力が低下したことを確認する。また，制御棒挿入機能の回復操作を実施する。
原子炉停止機能喪失の確認に必要な計装設備は，平均出力領域計装等である。
ｂ．高圧炉心スプレイ系の自動起動確認等
原子炉で発生した蒸気が，逃がし安全弁を介してサプレッション・プールに流入することで格納容器圧力が上昇する。ドライウェル圧力高（13.7kPa[gage]）設定点到達にて高圧炉心スプレイ系が自動起動し，原子炉注水を開始したことを確認する。また，低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）も自動起動し，ミニフロー運転にて起動待機状態となったことを確認する。
主蒸気隔離弁閉止に伴いタービン駆動給水ポンプは停止するが，電動駆動給水ポンプにより原子炉注水は継続され，同時に給水加熱喪失となるため給水温度が低下することで，原子炉出力は徐々に上昇する。このため，中央制御室からの遠隔操作により給水流量を調整し，原子炉水位を低めに維持することで，自然循環による炉心流量を低下させ原子炉出力を抑制する。なお，給水流量調整及び原子炉水位低下による原子炉出力抑制操作は解析上考慮しない。
2.5-3

復水器ホットウェル水位の低下に伴い，給復水系は全停となり，原子炉水位が原子炉水位異常低下（レベル２）設定点に到達すると，原子炉隔離時冷却系が自動起動し，原子炉注水を開始したことを確認する。
高圧炉心スプレイ系の自動起動確認等に必要な計装設備は，ドライウ
ェル圧力，高圧炉心スプレイ系系統流量等である。
ｃ．自動減圧系等の作動阻止操作
原子炉が自動減圧され，低圧の非常用炉心冷却系の原子炉注水により原子炉水位が上昇し，正の反応度が印加されることを防止するため，原子炉停止機能喪失の確認後，中央制御室からの遠隔操作により自動減圧系の作動阻止スイッチを用いてこれらの作動を阻止する。なお，自動減圧系の作動阻止スイッチにより，過渡時自動減圧機能についても作動が阻止される。
自動減圧系等の作動阻止操作に必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域）等である。
ｄ．ほう酸水注入系の起動操作
原子炉停止機能喪失及び再循環系ポンプトリップによる原子炉出力低下を確認した後，平均出力領域計装指示値が 10％以上で，かつサプレッ
ション・プール水温度が 49℃に近接又は超過していることを確認し，中央制御室からの遠隔操作によりほう酸水注入系の起動操作を実施する。
また，中性子束振動の発生を確認した場合にも，ほう酸水注入系の起動操作を実施する。
ほう酸水注入系の起動操作に必要な計装設備は，平均出力領域計装，
サプレッション・プール水温度等である。
ほう酸水の注入により原子炉出力が徐々に低下し原子炉が未臨界になったことを確認する。
2.5-4

原子炉の未臨界を確認するために必要な計装設備は，起動領域計装等である。
ｅ．残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール冷却操作
原子炉で発生した蒸気が逃がし安全弁を介してサプレッション・プー
ルに流入することで，サプレッション・プール水温度は上昇する。このため，サプレッション・プール水温度が 32℃に到達した時点で，中央制御室からの遠隔操作により残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール冷却を開始する。なお，本重要事故
シーケンスにおいては，事象発生から短時間でサプレッション・プール
水温度が 49℃まで上昇するが，この場合には，運転手順に従いほう酸水
注入系の起動操作を優先して実施する。
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール冷却操作に必要な計装設備は，サプレッション・プール水温度等である。
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール冷却操作を開始した以降も，原子炉出力が残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）の除熱能力を上回っている期間はサプレッション・プール水温度の上昇が継続することを確認する。サプレッション・プール水温度が 106℃に近接した場合は，原子炉隔離時冷却系を停止する。
ｆ．原子炉水位の調整操作
ほう酸水の注入に伴い，原子炉出力が徐々に低下し原子炉は未臨界に至る。また，原子炉出力の低下に伴い原子炉水位は徐々に上昇するため，
ほう酸水の全量注入完了を確認するまでは，運転手順に従い高圧炉心ス
2.5-5プレイ系により原子炉水位を原子炉水位異常低下（レベル１）設定点近傍に維持することで，自然循環による炉心流量の増加を抑制する。また，
ほう酸水の全量注入完了を確認した後は，ほう酸水注入系を停止するとともに，高圧炉心スプレイ系により原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の範囲に維持する。
原子炉水位の調整操作に必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域），起動領域計装等である。
ｇ．使用済燃料プールの冷却操作
代替燃料プール冷却系等を用いて使用済燃料プールへの注水及び冷却を実施する。

以降，炉心冷却は高圧炉心スプレイ系を用いた原子炉注水により継続的に実施し，格納容器除熱は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
により継続的に実施する。

2.5.2

炉心損傷防止対策の有効性評価(1)

有効性評価の方法
本事故シーケンスグループを評価する上で選定した重要事故シーケンス
は，「1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，過渡事象（反応度印加の観点で厳しい主蒸気隔離弁の誤閉止を選定）を起因事象とし，原子炉圧力上昇による反応度印加の観点で厳しくなる「過渡事象（主蒸気隔離弁の誤閉止）＋原子炉停止失敗」である。また，本事故シーケン
スでは，原子炉水位が高めに維持され，炉心入口サブクーリングが大きくなることで原子炉出力の観点で厳しい条件として，評価上，重大事故等対処設備ではない給復水系が一定期間運転を継続する条件としている。
2.5-6なお，本事故シーケンスグループにおける事故シーケンスのうち，ＬＯ
ＣＡを起因事象とする事故シーケンスは，原子炉冷却材の流出により，ほう酸水注入系が有効に機能しないことも考えられるが，これらの事故シー
ケンスの炉心損傷頻度は非常に小さくなっており，また，この場合においても重大事故等対処設備である代替制御棒挿入機能により原子炉を未臨界とすることが可能である。
本重要事故シーケンスでは，炉心における核分裂出力，出力分布変化，
反応度フィードバック効果（ボイド反応度，ドップラ反応度，ボロン反応度），崩壊熱，燃料棒内温度変化，燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移，沸騰・ボ
イド率変化及び気液熱非平衡，原子炉圧力容器における冷却材流量変化，冷却材放出（臨界流・差圧流），ＥＣＣＳ注水（給水系・代替の注水設備含む）及びほう酸水の拡散並びに格納容器におけるサプレッション・プール
冷却が重要現象となる。よって，これらの現象を適切に評価することが可能であるプラント動特性解析コードＲＥＤＹ及び単チャンネル熱水力解析
コードＳＣＡＴにより中性子束，平均表面熱流束，燃料被覆管温度，炉心流量，原子炉圧力，原子炉水位，サプレッション・プール水温，格納容器
圧力等の過渡応答を求める。
また，解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，本
重要事故シーケンスにおける運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価する。

(2)

有効性評価の条件
本重要事故シーケンスに対する主要な解析条件を第 2.5−2 表に示す。また，主要な解析条件について，本重要事故シーケンス特有の解析条件を以
下に示す。
2.5-7

ａ．初期条件(a)

炉心流量
初期炉心流量が小さいほど，初期のボイド率が大きくなることで原
子炉圧力上昇時にボイドが潰れることで印加される正の反応度が大きくなり，原子炉出力の観点で厳しい設定となる。このため，保安規定の運転範囲における原子炉定格出力時の下限流量である 41,060t／h（85％）を設定する。

ｂ．事故条件(a)

起因事象
起因事象として，主蒸気隔離弁の誤閉止が発生するものとする。

(b)

(c)

安全機能等の喪失に対する仮定
1)

原子炉停止機能喪失として原子炉スクラム失敗を仮定する。

2)

原子炉手動スクラムには期待しないものとする。

3)

代替制御棒挿入機能には期待しないものとする。
評価対象とする炉心の状態評価対象とする炉心の状態は，平衡炉心のサイクル末期とする。サ

イクル末期の方がサイクル初期に比べて動的ボイド係数の絶対値が大きくなるためボイド反応度印加割合が大きくなり，原子炉出力の観点
で厳しくなる。
（添付資料 2.5.1）
(d)

外部電源
外部電源はあるものとする。
外部電源がある場合，給復水系及び再循環系ポンプが一定期間運転を継続することで，原子炉出力が高く維持されることから，燃料被覆
管温度，格納容器圧力及びサプレッション・プール水温度の観点で事2.5-8

象進展が厳しくなる。なお，運転員等操作においては，外部電源喪失についても考慮する。

ｃ．重大事故等対策に関連する機器条件(a)

主蒸気隔離弁の閉止に要する時間
主蒸気隔離弁の閉止に要する時間は，保安規定の運転上の制限における下限値である 3 秒とする。

(b)

ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環系ポンプトリップ機能）
原子炉圧力高（7.39MPa[gage]）又は原子炉水位異常低下（レベル２）
信号により，再循環系ポンプを全台トリップさせるものとする。また，
原子炉出力が 35％以上で，再循環系ポンプが 1 台以上トリップした場
合に作動する選択制御棒挿入については，作動しないものとする。

(c)

逃がし安全弁
原子炉圧力が低めに維持される方が，原子炉圧力に依存する高圧炉
心スプレイ系の注水流量が大きくなり，原子炉水位が高めに維持されることで，原子炉出力の観点で厳しい設定となる。このため，原子炉
圧力が低めに維持される逃がし安全弁（逃がし弁機能）にて原子炉冷却材圧力バウンダリの過度の圧力上昇を抑制するものとする。また，逃がし安全弁（18 個）は，容量として，1 個当たり定格主蒸気流量の約 6％を処理するものとする。

(d)

高圧炉心スプレイ系
ドライウェル圧力高（13.7kPa[gage]）信号により自動起動し，ポンプ性能評価に基づく大きめの注水流量特性（注水流量：145m ３ ／h〜
1,506m ３ ／h，注水圧力：0MPa[dif] ※ 〜8.30MPa[dif]）の流量で原子炉へ注水するものとする。注水流量は，炉心に冷水が大量に注水され，
2.5-9

原子炉水位が高めに維持される方が原子炉出力の観点で厳しい設定となることから，ポンプ性能評価に基づく大きめの注水流量特性を設定
している。
※

(e)

MPa[dif]…原子炉圧力容器と水源との差圧（以下同様）

原子炉隔離時冷却系
原子炉水位異常低下（レベル２）信号により自動起動し，136.7m ３／h（原子炉圧力 1.04MPa[gage]〜7.86MPa[gage]において）の流量で原子炉へ注水するものとする。また，運転手順に従い，サプレッション・プール水温度が原子炉隔離時冷却系の高温耐性（116℃）に余裕を考慮した温度である 106℃に到達した時点で停止する。

(f)

ほう酸水注入系
注入流量 163L／min 及びほう酸濃度 13.4wt％にて注水するものとする。

(g)

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
伝熱容量は，熱交換器 1 基当たり約 53MW（サプレッション・プール
水温度 100℃，海水温度 27.2℃において）とする。

ｄ．重大事故等対策に関連する操作条件
運転員等操作に関する条件として，「1.3.5

運転員等の操作時間に対する仮定」に示す分類に従って以下のとおり設定する。
(a)

自動減圧系等の作動阻止操作は，原子炉停止機能喪失の確認及び自動減圧系等の作動阻止操作に要する時間を考慮して，事象発生 4 分後に実施する。
（添付資料 2.5.2）(b)

ほう酸水注入系の起動操作は，自動減圧系等の作動阻止操作が完了
2.5-10

する事象発生の 4 分後からほう酸水注入系の起動操作に要する時間を考慮して，事象発生から 6 分後に実施する。
(c)

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール冷却操作は，事象発生の約 1 分後にドライウェル圧力
高信号が発信してから 10 分間は低圧注水モード優先のインターロ
ックがあることから，これに操作に要する時間を考慮して，事象発
生 17 分後に実施する。

(3)

有効性評価の結果
本重要事故シーケンスにおける中性子束，平均表面熱流束，炉心流量，
原子炉蒸気流量，給水流量，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の流量，原子炉圧力，原子炉水位（シュラウド外水位） ※ ，逃がし安全弁の流量，炉心平均ボイド率，燃料被覆管最高温度発生位置及び沸騰遷移発
生位置の燃料被覆管温度並びに燃料被覆管最高温度発生位置の熱伝達係数
及びクオリティの推移を第 2.5−4 図から第 2.5−18 図に，サプレッション・プール水温度及び格納容器圧力の推移を第 2.5−19 図に示す。
※

非常用炉心冷却系の起動信号となり運転員が監視に用いる原子炉水位計（広帯域）はシュラウド外水位を測定していることから，シュラウド外水位の評
価結果を示した。

ａ．事象進展主蒸気隔離弁の誤閉止が発生した後，原子炉自動スクラム信号が発信するが，原子炉自動スクラムに失敗する。主蒸気隔離弁の閉止により原子炉圧力が上昇し，これによるボイドの減少によって正の反応度が印加され，中性子束が増加するとともに平均表面熱流束が上昇し，燃料棒表
面で沸騰遷移が生じることで，燃料被覆管の温度は約 872℃まで上昇す
2.5-11

る。事象発生の約 2 秒後に原子炉圧力高信号により再循環系ポンプが全台トリップすることで炉心流量が低下し，ボイド率が上昇することで中性子束及び平均表面熱流束は低下するため，燃料被覆管温度も低下する。
なお，本評価では期待していない代替制御棒挿入機能は，本来この原子
炉圧力高信号にて作動する。
また，タービン駆動給水ポンプはトリップし，電動駆動給水ポンプが自動起動することで，給復水系による原子炉注水が継続される。中性子束及び平均表面熱流束は，再循環系ポンプトリップによる炉心流量の低下に伴い低下するが，給水加熱喪失により給水温度が低下することで徐々に上昇する。これに伴い燃料棒表面で沸騰遷移が発生し，燃料被覆
管温度が一時的に上昇するが，この期間の燃料被覆管温度の最高値は約839℃程度であり，初期のピーク温度（872℃）未満となる。
原子炉で発生した蒸気が逃がし安全弁を介してサプレッション・プー
ルに流入するため，サプレッション・プール水温度及び格納容器圧力が上昇し，事象発生の約 57 秒後にドライウェル圧力高信号（13.7kPa[gage]）
により高圧炉心スプレイ系，低圧炉心スプレイ系等が自動起動する。また，事象発生の約 85 秒後にサプレッション・プール水温度は 49℃に到達し，この後も上昇傾向が継続する。
事象発生から約 131 秒後に復水器ホットウェル水位の低下により給復水系が停止することで原子炉水位が低下し，事象発生から約 153 秒後に原子炉水位異常低下（レベル２）信号により原子炉隔離時冷却系が自動起動する。給復水系による原子炉注水の停止後は，高圧炉心スプレイ系
及び原子炉隔離時冷却系による原子炉注水により炉心冷却が維持されるが，原子炉水位の低下に伴い炉心流量，中性子束及び原子炉での蒸気発生量が低下する過程において，圧力設定点の異なる逃がし安全弁が一連
2.5-12

で開閉することで原子炉圧力及び中性子束の変動幅が一時的に大きくなり，これに伴う沸騰遷移によって一時的に燃料被覆管温度が上昇する。
但し，この期間の燃料被覆管温度の最高値は約 723℃程度であり，初期のピーク温度（872℃）未満となる。また，原子炉隔離時冷却系は，サプ
レッション・プール水温度が 106℃に近接した場合は停止するが，その後も高圧炉心スプレイ系により炉心冷却は維持される。
事象発生の 6 分後にほう酸水注入系を起動し，炉心へのほう酸水の注入を開始する。ほう酸水の注入に伴い炉心の反応度が低下し，原子炉水位は徐々に上昇するため，高圧炉心スプレイ系により原子炉水位を原子
炉水位異常低下（レベル１）設定点近傍に維持する。
事象発生の 17 分後に残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
2 系統によるサプレッション・プール冷却操作を開始する。

ｂ．評価項目等
燃料被覆管温度は，主蒸気隔離弁閉止に伴い炉内のボイドが急減することで出力が上昇し沸騰遷移が生じる期間が最も高温となり，再循環系
ポンプトリップによる出力低下によってリウェットすることで低下する。
第 2.5−10 図に示すとおり，事象発生の約 13 秒後に燃料被覆管温度は最高値の約 872℃に到達するが，評価項目である 1,200℃以下となる。また，
燃料被覆管の酸化量は，酸化反応が著しくなる前の燃料被覆管厚さの1％以下であり，評価項目である 15％を下回る。
原子炉圧力は，第 2.5−7 図及び第 2.5−17 図に示すとおり，逃がし安全弁（逃がし弁機能）の作動により，約 8.19MPa[gage]以下に維持される。このため，原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力は，原子炉圧力と原子炉圧力容器底部圧力との差（0.3MPa 程度）を考慮しても，約2.5-13

8.49MPa[gage] 以 下 で あ り ， 評 価 項 目 で あ る 最 高 使 用 圧 力 の 1.2 倍（10.34MPa[gage]）を下回る。
格納容器圧力及びサプレッション・プール水温度は，第 2.5−19 図に示すとおり，ほう酸水注入系により原子炉出力が低下し，原子炉での発熱が残留熱除去系の除熱能力を下回るまで上昇するが，それぞれ最高値
は約 0.20MPa[gage]，約 115℃以下となり，評価項目である最高使用圧力の 2 倍（0.62MPa[gage]）及び 200℃を下回る。
ほう酸水注入系による炉心へのほう酸水注入によって中性子束は徐々に低下し，未臨界に至る。この後は高圧炉心スプレイ系による原子炉注
水及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッ
ション・プール冷却を継続することで安定状態が確立する。
（添付資料 2.5.3）
安定状態が確立した以降は，制御棒の挿入機能を復旧し，原子炉を減圧した後に，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）により冷温停止状態とする。
以上により，本評価では「1.2.1.2

有効性を確認するための評価項目の設定」に示す(1)から(4)の評価項目について，対策の有効性を確認し
た。

2.5.3

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲としては，運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価する。
本重要事故シーケンスは，原子炉停止機能喪失に伴い原子炉は臨界状態が維持され，逃がし安全弁を介したサプレッション・プールへの蒸気の流出が2.5-14継続するため，ほう酸水注入系により原子炉出力を抑制すること，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によりサプレッション・プール冷却を実施すること及び原子炉自動減圧に伴う低圧炉心スプレイ系等による多量の冷水注入による正の反応度印加を防止するため自動減圧系等の作動を阻止することが特徴である。よって，不確かさの影響を確認する運転員等操作は，事象進展に有意な影響を与えると考えられる操作として，自動減圧系等の作動阻止操作，ほう酸水注入系の起動操作及び残留熱除去系（サプレッション・
プール冷却系）によるサプレッション・プール冷却操作とする。
(1)

解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価
本重要事故シーケンスにおいて不確かさの影響評価を実施する重要現象

は，「1.7

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価方針」に示すとおりであり，それらの不確かさの影響評価の結果を以下に示す。なお，反応度フィードバック効果の反応度モデル（ボイド・ドップラ）の不確かさについては，核データ（動的ボイド係数）及び動的ドップラ係数の解析条
件の不確かさも含め「(2)解析条件の不確かさの影響評価」にて確認する。

ａ．運転員等操作時間に与える影響
炉心における出力分布変化の不確かさとして，解析コードは保守的に
中央ピークに基づく軸方向出力分布を設定するため，燃料被覆管温度を高めに評価する。このため，実際の燃料被覆管温度は低くなるが，燃料被覆管温度を操作開始の起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
炉心における燃料棒内温度変化の不確かさとして，解析コードは燃料ペレットと燃料被覆管との間のギャップ熱伝達係数を高めに設定するため，過渡的な沸騰遷移時の燃料被覆管温度を高めに評価する。このため，
実際の燃料被覆管温度は低くなるが，燃料被覆管温度を操作開始の起点
2.5-15

とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
炉心における燃料棒表面熱伝達の不確かさとして，解析コードは燃料
棒表面熱伝達及びリウェット時刻をおおむね保守的に評価する相関式を採用するとともに，高温領域においても輻射熱伝達に期待しない評価としていることから，燃料棒表面の熱伝達係数をおおむね小さく評価する。
このため，実際の燃料棒表面での熱伝達は大きめとなり，燃料被覆管温度は低めとなるが，燃料被覆管温度を操作開始の起点とする運転員等操
作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
炉心における沸騰遷移の不確かさとして，解析コードは沸騰遷移が生じやすい条件として，最小限界出力比に関する燃料の許容設計限界（以下「ＳＬＭＣＰＲ」という。）を基準に沸騰遷移の発生及び沸騰遷移位置を判定するよう設定しており，燃料被覆管温度を高めに評価する。このため，実際の燃料被覆管温度は低くなるが，燃料被覆管温度を操作開始の起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
原子炉圧力容器におけるほう酸水の拡散の不確かさとして，解析コードは保守的な混合特性を用いるため，実際の炉心内におけるほう酸水の拡散は早くなり，ボロン反応度の印加が早くなることで未臨界の達成時
間が早くなることから，格納容器圧力及びサプレッション・プール水温度が低下傾向に転じる時間も早くなる。このため，実際の格納容器圧力及びサプレッション・プール水温度は低くなるため，これらのパラメー
タを操作開始の起点とする運転員等操作の開始は遅くなる。
（添付資料 2.5.4）

2.5-16

ｂ．評価項目となるパラメータに与える影響
炉心における出力分布変化の不確かさとして，解析コードは保守的に
中央ピークに基づく軸方向出力分布を設定するため，燃料被覆管温度を高めに評価する。このため，実際の燃料被覆管温度は低くなり，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
炉心における燃料棒内温度変化の不確かさとして，解析コードは燃料ペレットと燃料被覆管との間のギャップ熱伝達係数を高めに設定するため，過渡的な沸騰遷移時の燃料被覆管温度を高めに評価する。このため，
実際の燃料被覆管温度は低くなり，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
炉心における燃料棒表面熱伝達の不確かさとして，解析コードは燃料
棒表面熱伝達及びリウェット時刻をおおむね保守的に評価する相関式を採用するとともに，高温領域においても輻射熱伝達に期待しない評価としていることから，燃料棒表面の熱伝達係数をおおむね小さく評価する。
このため，実際の燃料棒表面での熱伝達は大きめとなり，燃料被覆管温度は低めとなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。なお，燃料被覆管が高めに評価されることに伴いリウェット
時刻は遅く評価されるが，更に保守的な取扱いとして，リウェットを考慮しない場合の感度解析を「(3) 感度解析」にて実施する。
炉心における沸騰遷移の不確かさとして，解析コードは沸騰遷移が生じやすい条件として，ＳＬＭＣＰＲを基準に沸騰遷移の発生及び沸騰遷移位置を判定するよう設定しており，燃料被覆管温度を高めに評価する。
このため，実際の燃料被覆管温度は低くなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
原子炉圧力容器におけるほう酸水の拡散の不確かさとして，解析コー
2.5-17

ドは保守的な混合特性を用いるため，実際の炉心内におけるほう酸水の拡散は早くなり，ボロン反応度の印加が早くなることで未臨界の達成時
間が早くなることから，格納容器圧力及びサプレッション・プール水温度が低下傾向に転じる時間も早くなる。このため，実際の格納容器圧力及びサプレッション・プール水温度は低くなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
（添付資料 2.5.4，2.5.5）(2)

解析条件の不確かさの影響評価
ａ．初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件
初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件は，第 2.5−2 表に示すとおりであり，これらの条件設定を設計値等の最確条件とした場合の影響を評価する。解析条件の設定に当たっては，設計値を用いるか又は評価項目となるパラメータに対する余裕が小さくなるよう保守的な設定をしていることから，この中で事象進展に有意な影響を与える可能性がある項目について，評価結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
初期条件の炉心流量は，解析条件で設定した 41,060ｔ／h（定格流量の 85％流量）に対して最確条件は定格流量の約 86％〜約 104％であり，最確条件とした場合は炉心のボイド率が低くなり主蒸気隔離弁閉止に伴う原子炉圧力の上昇により印加される反応度が小さくなること
で原子炉出力の上昇が緩和されるが，事象発生の約 2 秒後に原子炉圧力高信号により再循環系ポンプが全台トリップするため事象進展に与える影響は小さく，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
初期条件の最小限界出力比は，解析条件で設定した 1.24 に対して最2.5-18確条件は限界出力比指標 ※ で 0.98 以下であり，最確条件とした場合は沸騰遷移の発生が遅れることで燃料被覆管温度の上昇が緩和されるが，燃料被覆管温度を操作開始の起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の燃料棒最大線出力密度は，解析条件で設定した 44.0kW／
m に対して最確条件は約 33W／m〜約 41kW／m であり，最確条件とした
場合は燃料被覆管温度の上昇が緩和されるが，燃料被覆管温度を操作
開始の起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の核データ（動的ボイド係数及び動的ドップラ係数）は，解析条件で設定した平衡炉心のサイクル末期の値の 1.25 倍（動的ボイド係数）及び平衡炉心のサイクル末期の値の 0.9 倍（動的ドップラ係数）に対して，最確条件とした場合は印加反応度が小さくなることで燃料被覆管温度の上昇が緩和されるが，燃料被覆管温度を操作開始の起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。なお，解析コードの不確かさ等を考慮している保守因子の大きさは，事象進展に応じて変動し得るが，厳しい組合せとした場
合においても，プラント挙動への影響が小さいこと及び燃料被覆管温
度も数℃の上昇にとどまることから，事象進展に与える影響が小さい
ことを確認している（「付録３重大事故等対策の有効性評価に係るシ

ビアアクシデント解析コードについて（第 3 部

ＲＥＤＹ）」）。

初期条件の原子炉圧力，原子炉水位及び主蒸気流量は，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。
事故条件の外部電源の有無については，給復水系及び再循環系ポン
2.5-19プが一定期間運転を継続することで，原子炉出力の観点で厳しい条件
として，外部電源ありを設定している。外部電源がない場合でも，非常用母線は非常用ディーゼル発電機等から自動的に受電され，高圧炉
心スプレイ系等の電源は確保されることから，運転員等操作時間に与える影響はない。
機器条件の主蒸気隔離弁の閉止は，解析条件で設定した閉止時間 3秒に対して最確条件は 3 秒から 4.5 秒であり，最確条件とした場合，初期の原子炉圧力上昇により印加される反応度は小さくなり，原子炉
出力の上昇が緩和されるが，事象進展に与える影響は小さいことから，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
機器条件の高圧炉心スプレイ系は，原子炉水位が高めに維持され自然循環流量が大きくなることで，原子炉出力の観点で厳しい条件として，ポンプ性能評価に基づく大きめの流量を設定している。また，高圧炉心スプレイ系の注水流量は原子炉圧力に依存することから，機器条件の逃がし安全弁は，原子炉圧力が低めに維持されることで高圧炉
心スプレイ系の注水流量が大きくなる条件として，逃がし弁機能を設定している。高圧炉心スプレイ系の注水流量を小さめとした場合，原子炉水位が低めとなり自然循環力が低下することで炉心流量が低下し，中性子束は低めに維持される。一方で，ＲＥＤＹコードでは実験結果に基づき炉心流量依存の保守的なボロンミキシング効率を設定しているため，炉心流量の低下に伴いボロンミキシング効率が低下すること
で未臨界到達時間は遅くなり，これに伴いサプレッション・プール水
温度の上昇傾向が継続する時間も長くなるが，中性子束が低めに維持されるため単位時間当たりにサプレッション・プールに流入する蒸気量も減少しており，サプレッション・プール水温度の最高値は同等と2.5-20なり，中長期的なプラント挙動に与える影響は小さいことから，運転員等操作時間に与える影響は小さい。また，安全弁機能に期待した場
合，主蒸気隔離弁閉止時の原子炉圧力の上昇が大きめとなるが，事象発生の約 2 秒後に原子炉圧力高信号により再循環系ポンプが全台トリ
ップし，ボイド率が増加することで負の反応度が印加されることで中性子束の最高値は同等となるため，事象初期のプラント挙動に与える影響が小さく，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
※

限界出力比指標は，実際の運転管理に用いる指標であり，最小限界出力比の運転上の制限値を実際の最小限界出力比で除したものであり，この値が 1 以下であれば最小限界出力比は運転上の制限を下回らない。

（添付資料 2.5.4，2.5.6）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
初期条件の炉心流量は，解析条件で設定した 41,060ｔ／h（定格流量の 85％流量）に対して最確条件は定格流量の約 86％〜約 104％であり，最確条件とした場合は炉心のボイド率が低くなり主蒸気隔離弁閉止に伴う原子炉圧力の上昇により印加される反応度が小さくなり原子炉出力の上昇が緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなるが，事象発生の約 2 秒後に原子炉圧力高信号により再循環系ポンプが全台トリップするためこの影響は小さい。
初期条件の最小限界出力比は，解析条件で設定した 1.24 に対して最確条件は限界出力比指標 ※ で 0.98 以下であり，最確条件とした場合は沸騰遷移の発生が遅れることで燃料被覆管温度の上昇が緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
初期条件の燃料棒最大線出力密度は，解析条件で設定した 44.0kW／
2.5-21

m に対して最確条件は約 33kW／m〜約 41kW／m であり，最確条件とした
場合は燃料被覆管温度の上昇が緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
初期条件の核データ（動的ボイド係数及び動的ドップラ係数）は，解析条件で設定した平衡炉心のサイクル末期の値の 1.25 倍（動的ボイド係数）及び平衡炉心のサイクル末期の値の 0.9 倍（動的ドップラ係数）に対して，最確条件とした場合は印加反応度が小さくなることで，原子炉出力の上昇が緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。なお，解析コードの不確かさ等を考慮している保守因子の大きさは，事象進展に応じて変動し得るが，厳しい組合せとした場合においても，プラント挙動への影響は小さく，燃料被覆管温度も数℃の上昇にとどまることから，評価項目となるパラメータに与える影響が小さいことを確認している（「付録３

重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コードについて（第3部

ＲＥＤＹ）」）。

初期条件の原子炉圧力，原子炉水位及び主蒸気流量は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが，事象進展に与える影響は小さいことから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
事故条件の外部電源の有無については，給復水系及び再循環系ポン
プが一定期間運転を継続することで，原子炉出力の観点で厳しい条件
として，外部電源ありを設定している。外部電源がない場合は，第 2.5−21 図から第 2.5−24 図に示すとおり，外部電源喪失と同時に電動駆
動給水ポンプ及び再循環系ポンプが停止することで原子炉出力が低めとなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
2.5-22

機器条件の主蒸気隔離弁の閉止は，解析条件で設定した閉止時間 3秒に対して最確条件は 3 秒から 4.5 秒であり，最確条件とした場合，初期の原子炉圧力上昇により印加される反応度は小さくなり，原子炉
出力の上昇が緩和されることから，評価項目となるパラメータに対す
る余裕は大きくなる。
機器条件の高圧炉心スプレイ系は，原子炉水位が高めに維持され自然循環流量が大きくなることで，原子炉出力の観点で厳しい条件として，ポンプ性能評価に基づく大きめの流量を設定している。また，高圧炉心スプレイ系の注水流量は原子炉圧力に依存することから，機器条件の逃がし安全弁は，原子炉圧力が低めに維持されることで高圧炉
心スプレイ系の注水流量が大きくなる条件として，逃がし弁機能を設定している。高圧炉心スプレイ系の注水流量を小さめとした場合，原子炉水位が低めとなり自然循環力が低下することで炉心流量が低下し，中性子束は低めに維持される。一方で，ＲＥＤＹコードでは実験結果に基づき炉心流量依存の保守的なボロンミキシング効率を設定しているため，炉心流量の低下に伴いボロンミキシング効率が低下すること
で未臨界到達時間は遅くなり，これに伴いサプレッション・プール水
温度の上昇傾向が継続する時間も長くなるが，中性子束が低めに維持されるため単位時間当たりにサプレッション・プールに流入する蒸気量も減少しており，サプレッション・プール水温度の最高値は同等となるため，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，
安全弁機能に期待した場合，主蒸気隔離弁閉止時の原子炉圧力の上昇が大きめとなるが，事象発生の約 2 秒後に原子炉圧力高信号により再循環系ポンプが全台トリップし，ボイド率が増加することで負の反応度が印加されることで中性子束の最高値は同等となるため，事象初期
2.5-23

のプラント挙動に与える影響が小さく，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
（添付資料 2.5.4，2.5.6，2.5.7）

ｂ．操作条件
操作条件の不確かさとして，操作に係る不確かさを「認知」，「要員配置」，「移動」，「操作所要時間」，「他の並列操作有無」及び「操作の確実さ」の 6 要因に分類し，これらの要因が運転員等操作時間に与える影響を評価する。また，運転員等操作時間に与える影響が評価項目となるパラメータに与える影響を評価する。評価結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
操作条件の自動減圧系等の作動阻止操作は，解析上の操作開始時間
として事象発生から 4 分後を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，自動減圧系のタイマーが作動した場合には本操作が遅れないように警報が発報しこの 120 秒後に逃がし安全弁が自動開放すること，中央制御室の制御盤のスイッチによる簡易な操作であること等を考慮すると不確かさ要因により操作開始時間に与える影響は小さいことから，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等となる。
操作条件のほう酸水注入系の起動操作は，解析上の操作開始時間として事象発生から 6 分後を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，自動減圧系等の作動阻止操作の完了後に一連の操作として実施すること，サプレッション・プール水温度の上昇に伴い警報が発報すること，中央制御室の制御盤のスイッチによる簡易な操作であること等を考慮すると，不確かさ要因により操作開始時間に与える影
響は小さいことから，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等
2.5-24

となる。
操作条件の残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール冷却操作は，解析上の操作開始時間として事象発生から 17 分後を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，サプレッション・プール水温度の上昇に伴い警報が発報すること，中央制御室の制御盤のスイッチによる簡易な操作であること等を考慮すると，不確かさ要因により操作開始時間に与える影響は小さい
ことから，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等となる。
（添付資料 2.5.4）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
操作条件の自動減圧系等の作動阻止操作は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等であることから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
操作条件のほう酸水注入系の起動操作は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等である
ことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
操作条件の残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール冷却操作は，運転員等操作時間に与える影響
として，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等であることから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
（添付資料 2.5.4）

(3)

感度解析
解析コードにおける重要現象の不確かさとして，燃料棒表面熱伝達が小さい場合には，評価項目となるパラメータに影響を与えることから保守的
2.5-25

な取扱いとして，リウェットを考慮しないことを仮定した場合の感度解析を実施した。その結果，第 2.5−20 図に示すとおり，燃料被覆管の最高温
度は約 1,060℃であり，「2.5.2(3)

有効性評価の結果」で示す最高温度約872℃に比べて上昇するものの，1,200℃を下回っている。燃料被覆管の酸化量は酸化反応が著しくなる前の燃料被覆管厚さの 2％以下であり，評価
項目を満足する。
（添付資料 2.5.5）(4)

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。
操作条件の自動減圧系等の作動阻止操作については，解析上，ドライウ
ェル圧力高（13.7kPa[gage]）及び原子炉水位異常低下（レベル１）の設定
点に到達し自動減圧系タイマーが作動するのは事象発生の約 230 秒後であり，この 120 秒後に逃がし安全弁（自動減圧機能）が自動開放する。仮に操作が遅れ自動減圧系が作動した場合でも，原子炉圧力が低圧炉心スプレ
イ系の注水開始圧力に低下するまでに本操作を実施することで，原子炉減圧に伴う急激な原子炉水位上昇による正の反応度印加は防止できる。逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個にて原子炉減圧をする場合について，同じ操作を実施している「2.1

高圧・低圧注水機能喪失」を参照すると，減圧開始から約 160 秒で原子炉圧力が約 2MPa[gage]まで低下している。よって，合計で解析上の操作開始時間である事象発生の 4 分後から約 270 秒程度の時間余裕がある。
操作条件のほう酸水注入系の起動操作は，仮に操作が遅れた場合，未臨
界達成タイミングが遅れることでサプレッション・プール水温度の上昇が2.5-26

大きくなる。本重要事故シーケンスにおけるサプレッション・プールの最高水温は約 115℃であり，仮に本操作が遅れた場合でも評価項目である
200℃に対して十分な余裕があるため時間余裕がある。
操作条件の残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプ
レッション・プール冷却操作は，仮に操作が遅れた場合，サプレッション・
プール冷却操作の開始が遅れることで，サプレッション・プール水温度の上昇が大きくなる。本重要事故シーケンスにおけるサプレッション・プー
ルの最高水温は約 115℃であり，仮に本操作が遅れた場合でも評価項目である 200℃に対して十分な余裕があるため時間余裕がある。
（添付資料 2.5.4，2.5.8）

(4)

ま と め
解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作
時間余裕を確認した。この結果，解析コード及び解析条件の不確かさが運転員等操作時間に与える影響等を考慮した場合においても，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。この他，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認できる範囲内において，操作時間には時間余裕がある。

2.5.4

必要な要員及び資源の評価(1)

必要な要員の評価
事故シーケンスグループ「原子炉停止機能喪失」の重大事故等対策に必要な災害対策要員（初動）は，「2.5.1(3)り 10 名である。
「6.2

炉心損傷防止対策」に示すとお重大事故等対策時に必要な要員の評価結果」で説明
2.5-27

している災害対策要員（初動）の 39 名で対処可能である。

(2)

必要な資源の評価
事故シーケンスグループ「原子炉停止機能喪失」において，必要な水源，
燃料及び電源は「6.1(2)

資源の評価条件」の条件にて評価を行い，以下のとおりである。
ａ．水源

高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系による原子炉注水操作並
びに残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作については，サプレッション・チェンバを水源とすることから，水源が枯渇することはなく，7 日間の対応が可能である。
なお，外部電源喪失を想定した場合でも同様である。

ｂ．燃料

外部電源喪失を想定した場合，事象発生直後から 7 日間の非常用ディーゼル発電機，高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機及び常設代替交流
電源設備（常設代替高圧電源装置 2 台）の運転を想定すると，非常用ディーゼル発電機については約 484.0kL，高圧炉心スプレイ系ディーゼル
発電機については約 130.3kL，常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 2 台）については約 141.2kL，合計で 755.5kL の軽油が必要となる。軽油貯蔵タンクには約 800kL の軽油を保有していることから，非常用ディーゼル発電機，高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機及び常設代
替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 2 台）による 7 日間の電源供給の継続が可能である。
（添付資料 2.5.9）
2.5-28

ｃ．電

源

外部電源喪失を想定した場合，重大事故等対策時に必要な負荷のうち，非常用ディーゼル発電機等からの電源供給を考慮する負荷については，
非常用ディーゼル発電機等の容量内に収まることから，必要負荷に対しての電源供給が可能である。
常設代替交流電源設備からの電源供給を考慮する負荷については約938kW であるが，常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 2 台）の連続定格容量は 2,208kW であることから，必要負荷に対しての電源供給が可能である。
緊急時対策所用発電機については，必要負荷に対しての電源供給が可能である。
（添付資料 2.5.10）

2.5.5

結

論

事故シーケンスグループ「原子炉停止機能喪失」では，運転時の異常な過渡変化時に原子炉停止機能が喪失することで，最終的に炉心損傷に至ることが特徴である。事故シーケンスグループ「原子炉停止機能喪失」に対する炉
心損傷防止対策としては，初期の対策としてＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉
再循環系ポンプトリップ機能）及びほう酸水注入系による原子炉停止手段を整備するとともに原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系による原子炉
注水手段を整備し，安定状態に向けた対策として，高圧炉心スプレイ系による炉心冷却を継続する。また，格納容器の健全性を維持するため，安定状態に向けた対策として残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱手段を整備している。
2.5-29

事故シーケンスグループ「原子炉停止機能喪失」の重要事故シーケンス「過渡事象（主蒸気隔離弁の誤閉止）＋原子炉停止失敗」について有効性評価を行った。
上記の場合においても，ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環系ポンプト
リップ機能）による炉心流量の低減及びほう酸水注入系による炉心へのほう酸水の注入により原子炉を停止するとともに，原子炉隔離時冷却系及び高圧
炉心スプレイ系による原子炉注水並びに残留熱除去系（サプレッション・プ
ール冷却系）による格納容器除熱を実施することで，炉心の著しい損傷を防止することができる。
その結果，燃料被覆管温度及び酸化量，原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力並びに格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度は，評価項目を満足している。また，安定状態を維持することができる。
解析コード及び解析条件の不確かさの影響について確認した結果，運転員
等操作時間に与える影響及び評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，対策の有効性が確認できる範囲内において，操作時間余裕について確認した結果，操作が遅れた場合でも一定の余裕がある。
重大事故等対策に必要な要員は，災害対策要員にて確保可能である。また，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
以上のことから，事故シーケンスグループ「原子炉停止機能喪失」において，ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環系ポンプトリップ機能）による炉心流量の低減及びほう酸水注入系による炉心へのほう酸水の注入による原子炉停止，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系による原子炉注水並びに残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱の炉心損傷防止対策は，選定した重要事故シーケンスに対して有効であることが確認でき，事故シーケンスグループ「原子炉停止機能喪失」に対して有効で2.5-30ある。

2.5-31

ほう酸水貯蔵タンク
逃が し安 全 弁
（逃 がし 弁 機能 ）※1
ほう酸水注入（Ｂ）
２ Ｃ 非 常 用 デ ィ ー ゼル 発電 機， ポンプ（Ａ），
２ Ｄ 非 常 用 デ ィ ー ゼル 発電 機及
原子炉建屋
び 高 圧 炉 心 ス プ レ イ系 ディ ーゼ
東側接続口
ル発 電機

ター ビン へ
原子炉圧力容器

耐圧 強化
ベン ト系

Ｇ

常設 代替 高 圧電源装置

Ｇ
ドラ イウ ェ ル

軽油 貯蔵タンク※4※1

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

2.5-32代替
循環
冷却 系 ↑ポン プ(Ａ)

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ（ Ａ），（Ｃ）※4↑

サプ レッ シ ョン
・プ ール

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

原子 炉建 屋 高所 東側
西側 接続 口 接続 口

→

高所 西側
接続 口

※2

→

緊急用海水
ポンプ（Ａ），（Ｂ）

→
※3

→

※2

→

※3

→
残留 熱除去系
海水 系ポンプ（Ｂ ），（ Ｄ）←→

残留 熱除 去 系
ポン プ（ Ａ ）残留 熱除 去 系
ポン プ（ Ｂ ）

※2 海へ

↑

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

残留 熱除 去 系ポ ンプ （ Ｃ）
高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

海←

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽

常設 高圧 代 替注 水系 ポ ンプ

第 2.5−1 図 原子炉停止機能喪失時の重大事故等対策の概略系統図（1／3）（高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系による原子炉注水並びにＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環系ポンプトリップ機能）による原子炉出力の抑制段階）←

ＡＴ ＷＳ 緩 和設 備（ 代替 原 子炉
再循 環系 ポ ンプ トリ ッ プ機 能）から の自 動 停止 信号

常設 低圧 代 替注 水系
ポン プ（ Ａ），（ Ｂ）

→

←

↑

海へ ※3

←

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポ ンプ

再循 環系 ポ ンプ （Ａ ），（Ｂ ）ほう酸水貯蔵タンク
逃が し安 全 弁
（逃 がし 弁 機能 ）※1
ほう酸水注入（Ｂ）
２ Ｃ 非 常 用 デ ィ ー ゼル 発電 機， ポンプ（Ａ），
２ Ｄ 非 常 用 デ ィ ー ゼル 発電 機及
原子炉建屋
び 高 圧 炉 心 ス プ レ イ系 ディ ーゼ
東側接続口
ル発 電機

ター ビン へ
原子炉圧力容器

耐圧 強化
ベン ト系

Ｇ

常設 代替 高 圧電源装置

Ｇ
ドラ イウ ェ ル

軽油 貯蔵タンク※4※1

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

2.5-33代替
循環
冷却 系 ↑ポン プ(Ａ)

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ（ Ａ），（Ｃ）

→

※4

↑

サプ レッ シ ョン
・プ ール

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

原子 炉建 屋 高所 東側
西側 接続 口 接続 口
高所 西側
接続 口

※2

→

緊急用海水
ポンプ（Ａ），（Ｂ）

→
※3

→

※2

→

※3

→
残留 熱除 去系
海水 系ポ ンプ（Ｂ ），（ Ｄ）←→

残留 熱除 去 系
ポン プ（ Ａ ）残留 熱除 去 系
ポン プ（ Ｂ ）

※2 海へ

↑

↑

←

ＡＴ ＷＳ 緩 和設 備（ 代 替原 子 炉
再循 環系 ポ ンプ トリ ッ プ機 能 ）から の自 動 停止 信号

海へ ※3

←

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

残留 熱除 去 系ポ ンプ （ Ｃ）

常設 低圧 代 替注 水系
ポン プ（ Ａ），（ Ｂ）→←

再循 環系 ポ ンプ （Ａ ），（Ｂ ）高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポ ンプ
海←

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽

常設 高圧 代 替注 水系 ポ ンプ

第 2.5−1 図 原子炉停止機能喪失時の重大事故等対策の概略系統図（2／3）（高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系による原子炉注水，ほう酸水注入系による原子炉停止並びに残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱段階）

ほう酸水貯蔵タンク
逃が し安 全 弁
（逃 がし 弁 機能 ）※1
ほう酸水注入ポンプ（Ａ），（Ｂ）

Ｇ

ター ビン へ

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器２ Ｃ 非 常 用 デ ィ ー ゼル 発電 機，
２ Ｄ 非 常 用 デ ィ ー ゼル 発電 機及び 高 圧 炉 心 ス プ レ イ系 ディ ーゼ
ル発 電機

原子炉建屋
東側接続口

常設 代替 高 圧電源装置

Ｇ
ドラ イウ ェ ル

軽油 貯蔵タンク※4※1

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

2.5-34

代替
循環
冷却 系 ↑ポン プ(Ａ)

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ（ Ａ），（Ｃ）

→

※4

↑

サプ レッ シ ョン
・プ ール

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

原子 炉建 屋 高所 東側
西側 接続 口 接続 口
高所 西側
接続 口

※2

→

緊急用海水
ポンプ（Ａ），（Ｂ）

→
※3

→

※2

→

※3

→
残留 熱除 去系
海水 系ポ ンプ（Ｂ ），（ Ｄ）←→

残留 熱除 去 系
ポン プ（ Ａ ）残留 熱除 去 系
ポン プ（ Ｂ ）

※2 海へ

↑

↑

←

ＡＴ ＷＳ 緩 和設 備（ 代 替原 子 炉
再循 環系 ポ ンプ トリ ッ プ機 能 ）から の自 動 停止 信号

海へ ※3

←

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

残留 熱除 去 系ポ ンプ （ Ｃ）←

再循 環系 ポ ンプ （Ａ ），（Ｂ ）常設 低圧 代 替注 水系
ポン プ（ Ａ），（ Ｂ）→
高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポ ンプ
海←

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽

常設 高圧 代 替注 水系 ポ ンプ

第 2.5−1 図 原子炉停止機能喪失時の重大事故等対策の概略系統図（3／3）（高圧炉心スプレイ系による原子炉注水及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱段階）凡例：操 作・ 確 認（ 運転 員 ）：解 析上 考 慮し ない 操 作：プ ラン ト 状態 （解 析 ）：重大 事 故等 対応 要 員（現 場 ）の作 業：判 断：運転 員 と重 大事 故 等対 応 要員（ 現 場）の共 同作 業(解 析上 の時 刻)(0秒 )主蒸気隔離弁誤閉止(約2秒)

原子炉圧力 7.39MPa[gage]到達

ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉
再循環系ポンプトリップ機能）による再循環系ポンプトリップ ※ １

代替 制御 棒 挿入 機能 に よる
制御 棒挿 入 ※ ２(約57秒)

格納 容器 圧 力13.7kPa[gage]到 達

原子炉停止機能喪失の確認 ※ ２ ， ３

主蒸 気隔 離 弁閉 止 ，逃 が し安 全弁 による 原子 炉 圧力 制御 及 び高 圧 炉心
スプ レイ 系 等の 自動 起 動の 確 認 ※ １ ３

自動減圧系等の作動阻止操作 ※ ４(約85秒)

サプレッション・プール水温度
49℃到達(約131秒 )復水 器ホ ッ トウ ェル 水 位
低下 によ る 給復 水系 停 止(約153秒 )原子 炉水 位 異常 低下 （ レベ ル ２）到達

原子 炉隔 離 時冷 却系
自動 起動 の 確認

(約6分) ほう酸水注入系の起動操作 ※ ５ ， ６ ， ７

制御棒挿入機能の回復操作 ※ ８

使用 済燃 料 プー ル
冷却 操作

原子 炉水 位 低下 によ る 原
子炉 出力 抑 制操 作 ※ ９(約17分) 残留 熱除 去 系（ サプ レ ッシ ョ ン・ プー
ル冷 却系 ） によ るサ プ レッ シ ョン ・プ
ール 冷却 操 作 ※ １ ４(約28分)

サプ レッ シ ョン ・プ ー ル水 温 度
106℃到 達原子 炉隔 離 時冷 却系 の 停止 操 作 ※ １ ５
原子炉水位の調整操作※１０

原子炉未臨界及びほう酸水注入系の全量注入完了確認 ※ １ １
ほう酸水注入系の停止操作

原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）から原子炉水位高（レベル８）の間に維持 ※ １ ２

高圧 炉心スプレイ系により原子炉水位を維持し，残留 熱除去 系（サプレッション・プール冷却系）による格納 容器除 熱を継続する。また，機能喪失している設備の復 旧を試 み，制御棒の挿入機能を復旧し，制御棒を挿入 し ，原子 炉を減圧した後に残留熱除去系（原子炉停止時冷 却系） により冷温停止状態とする。

※１

再 循 環系 ポン プ トリ ッ プに よる 選 択制 御棒 挿 入に は期 待 しな い 。

※２代 替 制御 棒挿 入 機能 ， 手動 スク ラ ムボ タン 及 び原 子炉 モ ード ス イッ チ切 換 えに よる ス クラ ム成 功 は解 析 上考 慮し な い。

※３

全 制御 棒 が全 挿 入 位置 又 は02ポ ジ ショ ン （ 最大 未 臨界 引 抜 位置 ） まで 挿 入 され た こ とが 確 認で き な い場 合 ，原 子 炉 スク ラ ム 失敗 と 判
断す る。

※４

自 動減 圧 系又 は 過 渡時 自 動減 圧 回 路に よ り 原子 炉 が自 動 減 圧さ れ 低圧 炉 心 スプ レ イ 系等 に より 多 量 の冷 水 が原 子 炉 に注 入 さ れる と ，炉心 に大 き な正 の反 応 度を 印 加す る恐 れ があ るこ と から ，原 子 炉停 止 機能 喪失 の 確認 後に 自 動減 圧系 等 の作 動 を阻 止す る 。

※５

ほ う 酸水 注入 系 起動 操 作は ，以 下 のい ずれ か によ り判 断 する 。
・出 力領 域 計装 指示 値 が10％ 以上 で， か つサ プレ ッ ショ ン・ プ ール 水 温度 が49℃ に近 接又 は 超過 した 場 合・中 性子 束 振動 が発 生 した 場 合※６

中 性 子束 振動 の 発生 は ，以 下の い ずれ かに よ り判 断す る 。
・ 複数 の平 均 出力 領 域計 装指 示 値が 2〜3秒 周期 で振 動 し， 最 大振 幅が 20％を 超え た 場合
・ 複数 の局 所 出力 領 域計 装指 示 値が 2〜3秒 周期 で振 動 し， 最 大振 幅が 10％を 超え た 場合

※７

ほ う 酸水 注入 系 の起 動 は， 中央 制 御室 にて ， 警報 ，機 器 ラン プ 表示 ，ほ う 酸水 注入 ポ ンプ 吐出 圧 力等 に より 確認 す る。

※８制 御 棒挿 入機 能 の回 復 操作 とし て 以下 の操 作 を実 施す る が， 解 析上 考慮 し ない 。
・ 中央 制御 室 での ス クラ ム・ パ イロ ット 弁 継電 器用 ヒ ュー ズ 引き 抜き 操 作・ 現場 での 計 器用 空 気系 の排 気 操作
・現 場で の スク ラム 個 別ス イ ッチ の操 作
・中 央制 御 室か らの 手 動操 作 によ る制 御 棒挿 入・現 場で の 制御 棒駆 動 水圧 系 引抜 配管 ベ ント 系か ら の排 水

※９原 子炉 停 止機 能 喪 失の 確 認後 ， 運 転手 順 に 従い 給 水流 量 を 調整 し 原子 炉 水 位を 低 下 させ る こと で 原 子炉 出 力を 抑 制 する が ， 解析 上 考
慮し ない 。

※１ ０

給復 水 系の 停 止 に伴 い 原子 炉 水 位は 低 下 し， そ の後 ， ほ う酸 水 注入 に よ る原 子 炉 出力 の 低下 及 び 発生 蒸 気量 の 減 少に 伴 い 原子 炉 水
位は 徐々 に 上昇 する 。ほう 酸 水注 入系 の 全 量注 入完 了 確認 まで は ，高 圧 炉心 スプ レ イ 系等 によ り 原子 炉水 位 を原 子 炉水 位異 常 低下（レベル １） 設 定点 付近 で 低め に 維持 する 。

※１ １

ほ う酸 水注 入 系の 全 量注 入完 了 は注 入開 始 から 約125分 以 内と なる 設 計で ある 。全量 注入 を 確認 し た後 にほ う 酸水 注 入系 の停 止 操作を実 施す る 。

※１ ２

ほ う酸 水注 入 系の 全 量注 入完 了 後は ，原 子 炉水 位を 原 子炉 水 位低 （レ ベ ル３ ）か ら 原子 炉水 位 高（ レ ベル ８） の 間に 維持 す る。

※１ ３

中 央制 御室 に て，機器 ラ ンプ 表 示，警報 ，ポ ン プ吐 出圧 力 等に て確 認 す る。 原 子炉 が高 圧 状態 のた め ，低 圧炉 心 スプ レイ 系 及び 残留熱 除去 系 （低 圧注 水 系） も 自動 起動 す るが ，ミ ニ フロ ー運 転 にて 起 動待 機状 態 とな る。

※１ ４

本重 要 事故 シ ー ケン ス のよ う に ，事 象 発 生か ら 短時 間 で サプ レ ッシ ョ ン ・プ ー ル 水温 度 が49℃ ま で上 昇 する 場 合 には ， 運 転手 順 に従い ほう 酸 水注 入系 の 起動 操 作を 優先 し て実 施す る 。

※１ ５

原 子炉 隔離 時 冷却 系 は， 水源 で ある サプ レ ッシ ョン ・ プー ル 水温 度が 106℃に 近接 し た場 合は 停 止す る 。
原子 炉隔 離 時冷 却系 の 停止 後 は， 高圧 炉 心ス プレ イ 系の 原子 炉 注水 に より 原子 炉 水位 が適 切 に維 持さ れ てい る こと を確 認 する 。

第 2.5−2 図

原子炉停止機能喪失の対応手順の概要

2.5-35

原子炉停止機能喪失

経過時間（分）5

経過時間（時間）
10

15

20

30

40

24

25

備考

事象発生
原子炉自動スクラム信号発信実施箇所・必要要員数

約 57 秒【 】は他作業後移動してきた要員

ドライウェル圧力高(13.7kPa[gage]設定点)到達

約 1.4 分操作項目

サプレッション・プール水温 49℃到達

約 2.2 分操作の内容

復水器ホットウェル水位低下による電動駆動給水ポンプ停止

約 2.6 分
責任者

当直発電長

１人

中央監視
運転操作指揮

補佐

当直副発電長1人

運転操作指揮補佐

指揮者等

災害対策要員
（指揮者等）

4人

初動での指揮発電所内外連絡

当直運転員(中央制御室)

当直運転員
（現場）

原子炉水位異常低下（レベル２）到達
約 5.9 分 原子炉水位異常低下（レベル１）設定点到達＋120 秒
6 分 ほう酸水注入系起動
9.5 分 炉心部へのほう酸注入開始

17 分 残留熱除去系（2 系列）による格納容器除熱開始

重大事故等対応要員（現場）

約 28 分 サプレッション・プール水温度 106℃到達
手動スクラムボタン及び原子炉モードスイッチ切換えによるスクラム成功は解析上考慮しないが，原子炉停止機能喪失の確認の運転員等操作時間（3分）ではこれらの操作時間も考慮して設定している。
外部電源喪失の確認及び非常用ディーゼル発電機等の自動起動の確認は，外部電源がない場合に実施する●原子炉自動スクラム失敗の確認
1人
A●手動スクラム・スイッチによる原子炉手動スクラム確認−

3分−●原子炉モード・スイッチ「停止」位置への切替操作●再循環系ポンプトリップの確認●タービン停止の確認

原子炉停止機能喪失の確認及び状況判断●外部電源喪失の確認

1人
B

−

−

●主蒸気隔離弁の閉止及び逃がし安全弁（逃がし弁機能）による原子炉圧力制御の確認●タービン駆動給水ポンプトリップ及び電動駆動給水ポンプ
自動起動の確認

10 分●電動駆動給水ポンプトリップの確認●非常用炉心冷却系及び非常用ディーゼル発電機等の自動起動の確認●原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認
自動減圧系等の作動阻止操作
ほう酸水注入系の起動操作

原子炉水位低下による原子炉出力抑制操作及び制御棒の挿入操作
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール冷却操
作
原子炉水位の調整操作(原子炉
隔離時冷却系)
原子炉水位の調整操作(高圧炉
心スプレイ系)
常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電
操作

【1人】
A

−

−

【1人】
A

−

−

●自動減圧系の起動阻止スイッチを用いた自動減圧系及び過渡時自動減圧機能の自動起動阻止操作

1分●ほう酸水注入系の起動操作

【1人】
A

【2 人】
A，B

−

2分
中性子束振動の発生を確認した場合にも実施−
ほう酸水全量注入完了までは適宜状態監視し，全量注入完了を確認した後にほう酸水注入系を停止●ほう酸水注入系の注入状態監視−●原子炉水位低下による原子出力抑制操作−−●代替制御棒挿入機能による制御棒挿入操作●手動による制御棒挿入操作●スクラム・パイロット弁継電器用ヒューズ引抜き操作

2人
C，D

−

●現場移動
●スクラム・パイロット弁計器用空気系の排気操作

原子炉水位調整45 分●残留熱除去系（低圧注水系）から残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）への切替操作（2 系列）
【1人】
B

−

【1人】
A

−

−

●原子炉隔離時冷却系による原子炉注水の監視●原子炉隔離時冷却系の停止操作

【1人】
A

−

−

●高圧炉心スプレイ系による原子炉注水の監視●高圧炉心スプレイ系による原子炉注水の調整操作

【1人】
B

−

−

●常設代替高圧電源装置2台の起動操作及び緊急用母線の受電操
作

−

6分

●残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレ
ッション・プール冷却状態の監視

適宜実施

適宜実施
サプレッション・プール水温度が 106℃に近接した場合，原子炉隔離時冷却系を停止
適宜実施
ほう酸水全量注入完了までは原子炉水位を原子炉水位異常低下（レベル１）設定点付近に維持し,全量注入完了後は原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間に維持

【1人】
A

−

−

2人
A,B

2人
C，D

解析上考慮しない
スロッシングによる水位低下がある場合は代替燃
料プール冷却系の起動までに実施する

適宜実施●緊急用海水系による海水通水の系統構成操作及び起動操作

20 分
15 分

●代替燃料プール冷却系の起動操作
必要要員合計

解析上考慮しない
外部電源がない場合に実施する

適宜実施●常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作
使用済燃料プールの冷却操作

解析上考慮しない
手順上は以下の優先順位で実施①ほう酸水注入系及び残留熱除去系②原子炉水位低下操作による原子炉出力抑制③制御棒挿入機能の回復操作

16 分

0人

第 2.5−3 図

原子炉停止機能喪失時の作業と所要時間

2.5-36

解析上考慮しない
25 時間後までに実施する

主蒸 気隔離 弁閉止 に伴 う圧力上 昇 で ボ イ ド が減少し，中性子束が上昇（中性子束最高値 560％）
炉心流量の減少に伴うボイド増加により中性子束低下

1.中性子束（％）
2.平均表面熱流速（％）
3.炉心流量（％）
約 131 秒後に給復水系の停止に伴う 原子 炉水 位の 低下 に より炉心 流量 が低 下す るこ と で中性子 束及 び平 均表 面熱 流 束が低下

主蒸気隔離弁閉止による給水加熱喪失に伴い給水温度が低下することで，約 40
秒後から給復水系が停止する約 131 秒後までの間，中性子束及び平均表面熱流束が徐々に上昇中性子 束低 下に 伴い 原子 炉 での蒸気 発生 量が 低下 する 過 程におい て， 圧力 設定 点の 異 なる逃が し安 全弁 が一 連で 開 閉
し，原 子炉 圧力 の変 動幅 が 大
きくな るこ とで 中性 子束 の 変
動幅も大きくなっている

約 2 秒後にＡＴＷＳ緩和設備（代替原
子炉再循環系ポンプトリップ機能）の作動により炉心流量は減少し，自然循環状態に移行事故後の時間(s)
逃がし安全弁（逃がし弁機能）の開閉による圧力変化の影響で中性子束が変動第 2.5−4 図

中性子束，平均表面熱流束及び炉心流量の推移（短期）

原子炉圧力の変 動に伴 い開 放す る
逃がし安全弁の 数が変 動す るこ とで蒸気流量も変動する

1. 原子炉蒸気流量（％）
2. 給水流量（％）

主蒸気隔離弁閉止に伴う蒸気流量の減少

逃がし安全弁の開閉に伴う給水流量の変動

主蒸気隔離弁閉止によりタービン駆動給水ポ
ンプはトリップし，電動駆動給水ポンプが自動起動して給水が継続

第 2.5−5 図

事故後の時間(s)約 131 秒後に復水器の水位低下に伴い給復水系が停止することによる給水流量の低下

原子炉蒸気流量及び給水流量の推移（短期）2.5-37

1. 原子炉隔離時冷却系流量（％）
2. 高圧炉心スプレイ系流量（％）

100％は定格給水流量（6,420t／h）を示す

約 57 秒後に格納容器圧力高信号にて高圧炉心スプレイ系が自動起動

約 153 秒後に原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて原子炉隔離時冷却系が自動起動

事故後の時間(s)第 2.5−6 図

原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の流量の推移（短期）最 高 値 ： 8.19MPa ［ gage ］（約 5.6 秒）

1. 原子炉圧力変化（×0.01MPa）
2. 原子炉水位（シュラウド外水位）変化（×5cm）
3. 逃がし安全弁流量（％）

原子炉出力 の低下により 発 生
蒸気が減少し，圧力も低下

逃がし安全弁（逃がし弁機能）の開閉に伴う圧力の変動

主蒸気隔離弁
閉止に伴う圧力の上昇

タービン駆動給水
ポンプトリップに伴う水位の低下

約 2 秒後にＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプト リップ機 能）の作 動に よる
ボイド発生により一時的に水位上昇

約 131 秒後に復水器の水位低下により給復水系が停止すること
で水位が低下

事故後の時間(s)第 2.5−7 図

原子炉圧力，原子炉水位（シュラウド外水位）及び逃がし安全弁の流量の推移（短期）2.5-38

1. 炉心平均ボイド率（％）

逃がし安全弁（逃がし弁機能）の開閉に伴う圧力変動の影響でボイド率が変動

約 2 秒後にＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉 再循 環系 ポ ンプ ト リ ッ プ 機 能 ） の 作 動に より 炉心 流 量が 減 少 す る こ と で ， ボ イ
ド率が増加

事故後の時間(s)第 2.5−8 図

炉心平均ボイド率の推移（短期）2.5-391400

1200
主蒸気隔離弁の閉止に伴う原子炉出力の上昇により沸騰遷移が発生し，燃料被覆管
温度は上昇

燃
燃料被覆管温度料1000

給復水系停止による原子炉水位低下後，逃がし安全弁の開閉により沸騰遷移とリウェットを繰り返す

被
覆

800

管
(℃)
温

600

度

400

（℃）

200

0
0

100

200

300

事故後の時間(s)第 2.5−9 図

燃料被覆管温度（燃料被覆管最高温度発生位置）の推移（短期）1. 燃料被覆管温度（第 24 ノード）（℃）
2. 燃料被覆管温度（第 20 ノード）（℃）
3. 燃料被覆管温度（第 17 ノード）（℃）
4. 燃料被覆管温度（第 14 ノード）（℃）

第 1 スペ ー サ

第 2 スペ ー サ

燃料被覆 管温度

燃 料被覆 管 の最高 温度 ： 約 872℃
（約 13 秒）

燃料被覆管温度：約 839℃
（約 135 秒）

第 3 スペ ー サ

燃料被覆管温度：約 723℃
（約 230 秒，第 17 ノード）
第 4 スペ ー サ

第 5 スペ ー サ※(℃)
第 6 スペ ー サ

第 7 スペ ー サ

ス ペ ー サ 位 置 と ノ ー ドの関係（● が各 ノ ード を示 す。）

事故後の時間(s)第 2.5−10 図※

第 5 ス ペー サ位 置
では沸騰遷移は発
生し てい な い。

燃料被覆管温度（沸騰遷移発生位置）の推移（短期）

燃料被覆管については，外面より内面の方が高い温度となるものの，今回の評価が燃料の著しい損傷の有無（重大事故防止）を確認していることに鑑み，燃料が露出し燃料温度が上昇した場合に，酸化の有無によって破損が先行すると考えられる燃料被覆管表面で，最高温度を評価している。

2.5-401.0E+07

給復水系停止による原子炉水位低下後，逃がし安全弁の開閉により沸騰遷移とリウェットを繰り返す

1.0E+06
熱伝達係数（W/(m２・K））

熱伝達係数

1.0E+05

1.0E+04(W／(m２ ・K))
1.0E+03

主 蒸気隔離 弁の閉止に 伴う 原 子 炉 出 力 の 上 昇 によ り沸騰遷 移が発生す るこ と で 熱 伝 達 係 数 は 低
下1.0E+02

1.0E+01

1.0E+00
0

100

200

300

事 事故後の時間(s)故 後 の 時 間（ｓ）

第 2.5−11 図

熱伝達係数（燃料被覆管最高温度発生位置）の推移（短期）1.2
クオリティ（燃料被覆管の最高温度の発生位置）
1. クオリティ（第4 スペーサ）2. 限界クオリティ
給復水系停止による原子 炉水位 低下 後，逃がし安全弁の開閉により沸 騰遷移 とリ ウェット
を繰り返す

1.0

クオリティ
(−)

0.8

0.6

2

0.4

1

0.2

0.0
0

100

200

300

事故後の時間(s)第 2.5−12 図クオリティ（燃料被覆管最高温度発生位置）の推移（短期）2.5-41主蒸気隔離弁閉止に伴う原子炉圧力の上昇によりボイドが減少することで，原子炉出力が上昇

1. 中性子束（％）

約 131 秒後に給復水系停止に
伴 う原子 炉 水 位 の低 下 に よ り
原子炉出力が低下

主蒸 気隔離 弁 の 閉 止 に 伴 う 給 水 加 熱喪失により原子炉出力が上昇
ほう酸水注入系によるほう酸
水の注入により負の反応度が印加されることで出力が低下

事故後の時間(min)第 2.5−13 図

中性子束の推移（長期）1. 炉心流量（％）

原子 炉水 位に 応じ た自 然 循環
力の変動に伴う流量の増減

事故後の時間(min)第 2.5−14 図

炉心流量の推移（長期）2.5-42

1. 原子炉蒸気流量（％）
2. 給水流量（％）

逃がし安全弁の開閉により蒸気流量が変動

タービン駆動給水ポンプのトリップによる給水流量の減少

約 131 秒後に給復水系の停止 ※ により給水流量が減少※

事故後の時間(min)第 2.5−15 図

復 水器ホ ット ウェ ル水位 低低 信 号により給 復水 系は 全停 とな る。 実機 でも数秒 の時 間遅 れし かな いこ とを 踏
まえ， 今回 の評 価で は， 低圧 復水 ポ
ンプ， 高圧 復水 ポン プ及 び電 動駆 動
給水ポ ンプ の停 止を 同時 刻と して いる。

原子炉蒸気流量及び給水流量の推移（長期）1. 原子炉隔離時冷却系流量（％）
2. 高圧炉心スプレイ系流量（％）

100％は定格給水流量（6,420t／h）を示す

約 28 分後にサプレッション・プール水温
度上昇により原子炉隔離時冷却系停止
約 57 秒後に格納容器圧力高信号にて高圧炉心スプレイ系が自動起動

約 153 秒後に原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて原
子炉隔離時冷却系が自動起動

高圧炉心スプレイ系による原子炉水位低下維
持操作

事故後の時間(min)第 2.5−16 図

原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の流量の推移（長期）2.5-43

1. 原子炉圧力変化（×0.01MPa）
2. 原子炉水位（シュラウド外水位）変化（×5cm）

主蒸気隔離弁の閉止に伴う原子炉圧力の上昇

逃がし安全弁（逃がし弁機能）の開閉に伴う蒸気流量の変動

事故後の時間(min)第 2.5−17 図

原子炉圧力及び原子炉水位の推移（長期）タ ービ ン 駆 動給 水 ポ ンプ ト リ ッ プに伴う原子炉水位の低下

1. 原子炉水位（シュラウド外水位）変化（×5cm）

電動駆動給水ポンプ及び非常用炉心 冷却系の起動による原子炉水位回復
約 131 秒後に給復水系の停止により原子炉水位が低下

約 28 分後にサプレッション・プ
ール水温度の上昇により原子炉隔離時冷却系を停止したことで，原子炉水位が低下

高圧炉心スプレイ系による原子炉水位低下維持操作
ほう酸 水注入 系の 反応度 抑制
効果に伴う原子炉水位の回復

事故後の時間(min)第 2.5−18 図

原子炉水位（シュラウド外水位）の推移（長期）2.5-44

逃がし安全弁の開放によるサプ
レッション・プールへの蒸気流出により，サプレッション・プール
水温度及び格納容器圧力が上昇

1. サプレッション・プール水温度（℃）
2. サプレッション・プール圧力（×0.005MPa[gage]）

最高値：約 115℃
（約 45 分）約 131 秒 後 に 給 復 水 系 の停 止 に 伴 い 原 子 炉 水位 が 低 下し，発生蒸気量が減少することで，サプレッション・プ
ール水温度及び格納容器圧力の上昇が緩和

ほう 酸水 注入 系に よ り
原子 炉出 力が 低下 し ，原子 炉で の発 熱が 残 留
熱除 去系 の除 熱能 力 を
下回 るこ とに より サ プ
レッ ショ ン・ プー ル 水
温度 及び 格納 容器 圧 力が低下

最高値：約 0.20MPa［gage］（約 45 分）

事故後の時間(min)第 2.5−19 図

サプレッション・プール水温度及び格納容器圧力の推移（長期）1.燃料被覆管温度（第 1 スペーサ）（℃）
2.燃料被覆管温度（第 2 スペーサ）（℃）
3.燃料被覆管温度（第 3 スペーサ）（℃）
4.燃料被覆管温度（第 4 スペーサ）（℃）

燃料被覆管温度

燃料被覆管の最高温度：約 1,060℃（約 134 秒）(℃)

事故後の時間(s)第 2.5−20 図

燃料被覆管温度（リウェット考慮をしない場合）（短期）

2.5-45

1.中性子束（％）
2.平均表面熱流束（％）
3.炉心流量（％）
再循環系ポンプのトリップに伴う炉心流量等の減少

事故後の時間(s)第 2.5−21 図

中性子束，平均表面熱流束及び炉心流量の推移（外部電源がない場合）（短期）最高値：7.98MPa［gage］（約 3.6 秒）

1.原子炉圧力変化（×0.01MPa）
2.原子炉水位（シュラウド外水位）変化（×5cm）
3.逃がし安全弁流量（％）

主蒸気隔離弁
閉止に伴う圧力の上昇

外部電源喪失に伴い，給復水系が停止することで水位が低下するが，原子炉水位異常低下（レベル２）による原子炉隔離時冷却系起動によって原子炉水位を維持

事故後の時間(s)第 2.5−22 図

原子炉圧力，原子炉圧力，原子炉水位（シュラウド外水位）及

び逃がし安全弁流量の推移（外部電源がない場合）（短期）
2.5-461400

1200
燃料被覆管温度

燃
料

1000

被
覆

800
燃料被覆管の最高温度：約 699℃
（約 5 秒）

管
(℃)
温

600

度

400

（℃）

200

0
0

100

200

300

事故後の時間(s)事 故 後 の 時 間（ｓ）

第 2.5−23 図

燃料被覆管温度（燃料被覆管最高温度発生位置）の推移（外部電源がない場合）（短期）

1.サプレッション・プール水温度（℃）
2.格納容器圧力（×0.005MPa［gage］）

最高値：約 103℃
（約 45 分）

最高値：約 0.14MPa[gage]（約 45 分）

事故後の時間(min)第 2.5−24 図

サプレッション・プール水温度及び格納容器圧力の推移（外部電源がない場合）（長期）
2.5-47

第 2.5−1 表
操作及び確認
原子炉停止機能喪失の確認

原子炉停止機能喪失における重大事故等対策について（1／5）
手順

2.5-48・運転時の異常な過渡変化の発生に伴い，原子炉がスクラムすべき状況にもかかわらず，全制御棒が全挿入位置又は 02 ポジション（最大未臨界引抜位置）まで挿入されたことが確認できない場合，原子炉自動スクラム失敗を確認する。
・原子炉自動スクラム失敗の確認後，手動ス
クラムボタン及び原子炉モードスイッチを「ＲＵＮ」から「ＳＨＵＴ ＤＯＷＮ」への切換えによる手動スクラム操作を実施する。
・原子炉手動スクラム操作にも失敗したことで，原子炉停止機能喪失を判断する。
・原子炉停止機能喪失及び平均出力領域計装指示値が 3％以上であることを確認した後に，原子炉圧力高信号によりＡＴＷＳ緩和
設備（代替原子炉再循環系ポンプトリップ機能）が作動し再循環系ポンプが全台トリップしたことで炉心流量が低下し，原子炉出力が低下したことを確認する。
・制御棒挿入機能の回復操作を実施する。
＊

常設設備
ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循
環系ポンプトリップ機能）

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
−
平均出力領域計装 ＊起動領域計装 ＊原子炉圧力 ＊
原子炉圧力（ＳＡ）

既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 2.5−1 表
操作及び確認
高圧炉心スプレイ系の自動起動確認等

原子炉停止機能喪失における重大事故等対策について（2／5）
手順

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
−
ドライウェル圧力 ＊原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
高圧炉心スプレイ系系統流量 ＊原子炉隔離時冷却系系統流量 ＊
平均出力領域計装 ＊起動領域計装 ＊2.5-49

常設設備
・ドライウェル圧力高（13.7kPa[gage]）設定 高 圧 炉 心 ス プ レ イ
点に到達したことを確認する。
系＊
・高圧炉心スプレイ系が自動起動し，原子炉 原 子 炉 隔 離 時 冷 却
注水を開始したことを確認する。
系＊
・また，低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去 逃 が し 安 全 弁 （ 安系（低圧注水系）も自動起動し，ミニフロ 全弁機能） ＊ー運転にて起動待機状態になったことを確 サ プ レ ッ シ ョ ン ・チェンバ ＊
認する。
・主蒸気隔離弁の閉止によりタービン駆動給水ポンプは停止するが，電動駆動給水ポン
プにより原子炉注水が継続されていることを確認する。
・逃がし安全弁（逃がし弁機能）により原子炉圧力が制御されていることを確認する。
・原子炉水位を低下させることで原子炉出力を抑制する。
・給水加熱喪失となり原子炉出力が徐々に上昇することを確認する。
・その後，復水器ホットウェル水位低下により，給復水系が全停となるが，原子炉水位
が原子炉水位異常低下（レベル２）設定点に到達すると，原子炉隔離時冷却系が自動起動し，原子炉注水を開始したことを確認する。
＊ 既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 2.5−1 表
操作及び確認

原子炉停止機能喪失における重大事故等対策について（3／5）
手

順

常設設備
自動減圧系の起動阻止スイッチ

2.5-50自動減圧系等の作動阻止操作

・原子炉停止機能喪失の確認後，自動減圧系の起動阻止スイッチにより原子炉の自動減圧を阻止する。
・自動減圧系の作動阻止操作により，過渡時
自動減圧機能についても作動が阻止される。

ほう酸水注入系の起動操作

・原子炉停止機能喪失及び再循環系ポンプト ほう酸水注入系 ＊リップによる原子炉出力低下を確認した ほう 酸水 貯蔵 タ
後，平均出力領域計装指示値が 10％以上で， ンク ＊かつサプレッション・プール水温度が 49℃に近接又は超過していることを確認する。
・ほう酸水注入系の起動操作を実施する。
・中性子束振動の発生を確認した場合にも，ほう酸水注入系の起動操作を実施する。
・ほう酸水の注入により原子炉出力が徐々に低下し，未臨界になったことを確認する。
＊

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
−
ドライウェル圧力 ＊原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉圧力 ＊
原子炉圧力（ＳＡ）−
平均出力領域計装 ＊起動領域計装 ＊サプレッション・プール水温度 ＊ほう酸水注入ポンプ吐出圧力 ＊

既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 2.5−1 表
操作及び確認
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプ
レッション・プール冷却操作

原子炉停止機能喪失における重大事故等対策について（4／5）
手順

2.5-51・サプレッション・プール水温度が 32℃に到達したことを確認する。
・残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール冷却操作を実施する。
・残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール冷却を開始した以降も，原子炉出力が残留熱除
去系（サプレッション・プール冷却系）の除熱能力を上回っている期間はサプレッション・プール水温度の上昇が継続することを確認する。
・サプレッション・プール水温度が 106℃に近接した場合は，原子炉隔離時冷却系を停止
する。
＊

常設設備
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系） ＊残留熱除去系海水系＊
サプレッション・
チェンバ ＊

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
−
サ プレッシ ョン ・プ ール水 温度＊
残留熱除去系系統流量 ＊：有効性評価上考慮しない操作
既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 2.5−1 表
操作及び確認
原子炉水位の調整操作

2.5-52

使用済燃料プールの冷却操作

原子炉停止機能喪失における重大事故等対策について（5／5）
手順

・ほう酸水注入により原子炉出力が徐々に低下することで，原子炉水位は徐々に上昇するため，ほう酸水の全量注入完了を確認するまでは，高圧炉心スプレイ系により原子炉水位を原子炉水位異常低下（レベル１）
設定点近傍に維持する。
・ほう酸水の全量注入完了の確認後は，ほう酸水注入系を停止するとともに，高圧炉心スプレイ系により原子炉水位を原子炉水位
低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の範囲に維持する。
・代替燃料プール冷却系等を用いて使用済燃料プールへの注水及び冷却を実施する。

常設設備
ほう酸水注入系 ＊ほう酸水貯蔵タンク＊
高圧炉心スプレイ系＊
サプレッション・
チェンバ ＊

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
平均出力領域計装 ＊起動領域計装 ＊原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
高 圧炉心スプレイ系系 統流 量
＊

−

−

−
：有効性評価上考慮しない操作＊

既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 2.5−2 表
項

目

解析コード

主要解析条件（原子炉停止機能喪失）（1／6）

主要解析条件

条件設定の考え方

初期条件

2.5-53

プラント動特性：ＲＥＤＹ

本重要事故シーケンスの重要現象を評価できる解析コード

原子炉熱出力3,293MW

定格熱出力を設定

原子炉圧力（圧力容器ドーム部）

6.93MPa[gage]

定格圧力を設定

原子炉水位

通常運転水位（セパレータ
スカート下端から＋126 ㎝）

通常運転水位を設定

炉心流量41,060t／h
（85％）

主蒸気流量

6,420t／h

給水温度

216℃

燃料及び炉心９×９燃料（Ａ型）
単一炉心

核データ
（動的ボイド係数）
核データ（動的ドップラ係数）

初期炉心流量が小さいほど，初期のボイド率が大きくなることで原子炉圧力上昇時にボイドが潰れることで印加される正の反応度が大きくなり，原子炉
出力の観点で厳しい設定となる
このため，保安規定の運転範囲における原子炉定格出力時の下限流量を設定
定格主蒸気流量を設定
初期給水温度が低いほど，印加される正の反応度が大きくなり，原子炉出力の観点で厳しい設定となる
このため，通常運転時の状態を包含する低めの温度を設定
初期温度 216℃から主蒸気隔離弁閉止に伴う給水加熱喪失により一次遅れで低下し，電動駆動給水ポンプ停止時点で約 84℃まで低下
９×９燃料（Ａ型）と９×９燃料（Ｂ型）は，熱水力的な特性はほぼ同等であり，その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

平衡サイクル末期の値の 1.25 倍
炉心に印加される正の反応度が大きくなる保守的な条件を設定
平衡サイクル末期の値の 0.9 倍

格納容器圧力5kPa[gage]

格納容器空間体積

9,800m３

格納容器圧力の観点で厳しい高めの設定として，通常運転時の圧力を包含す
る値を設定
設計値を設定第 2.5−2 表
項目

主要解析条件（原子炉停止機能喪失）（2／6）
主要解析条件初期条件
事故条件

2.5-54

サプレッション・プール
水量3,300m３

サプレッション・プール
水温度

32℃

起因事象

主蒸気隔離弁の誤閉止

安全機能の喪失に対する仮定

原子炉停止機能
原子炉手動スクラム
代替制御棒挿入機能

条件設定の考え方
サプレッション・プールでの圧力抑制効果が厳しくなる少なめの水量として，保安規定の運転上の制限における下限値を設定
サプレッション・プールでの圧力抑制効果が厳しくなる高めの水温として，保安規定の運転上の制限における上限値を設
定
運転時の異常な過渡変化の中で原子炉圧力の上昇が大きく，
原子炉出力の観点で厳しい主蒸気隔離弁の誤閉止を設定
バックアップを含めた全ての制御棒挿入機能の喪失を設定

重大事故等対策に関連する
機器条件

給復水系及び再循環系ポンプが一定期間運転を継続することで，原子炉出力が高く維持されることから，燃料被覆管温度，格納容器圧力及びサプレッション・プール水温度の観点で厳しい外部電源ありを設定
原子炉圧力の上昇が早く，原子炉出力の観点で厳しい条件である保安規定の運転上の制限における下限値を設定

外部電源

外部電源あり主蒸気隔離弁の閉止時間

3秒

ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環系ポンプ
トリップ機能）原子炉圧力高（7.39MPa[gage]）にて
全台トリップ（遅れ時間 0.2 秒）

設計値を設定ドライウェル圧力高設定点

13.7kPa[gage]

設計値を設定逃がし安全弁

逃がし弁機能7.37MPa[gage]×2 個，354.6t／h（1 個当たり）7.44MPa[gage]×4 個，357.8t／h（1 個当たり）7.51MPa[gage]×4 個，361.1t／h（1 個当たり）7.58MPa[gage]×4 個，364.3t／h（1 個当たり）7.65MPa[gage]×4 個，367.6t／h（1 個当たり）設計値を設定原子炉圧力が低めに維持される方が，原子炉圧力に依存する
高圧炉心スプレイ系の注水流量が大きくなり，原子炉水位が高めに維持されることで，原子炉出力の観点で厳しい設定となる第 2.5−2 表目

高圧炉心スプレイ系

主要解析条件

高圧炉心スプレイ系による原子炉注水開始タイミングが早く，注水流量が大きい方が，原子炉水位が高めに維持されることで，原子炉出力の観点で厳しい設定となるため，自動起動遅れ時間を 0 秒とし，注水流量はポンプ性能評価に基づく
大きめの流量特性を設定
987・注水流量：145m３ ／h〜1,506m３ ／h
・注水圧力：0MPa[dif]〜8.30MPa[dif]

6
5
4
3
2
1
0
0

200

400

600

800

1000

1200

1400

1600

1800

流量（m３／h）

・注水流量：136.7m３ ／h
・注水圧力：1.04MPa[gage]〜7.86MPa[gage]

10.0

8.0
原子炉圧力（MPa[dif]）

原子炉隔離時冷却系

原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて自動起動（遅れ時間：0 秒）
原子炉水位は原子炉水位異常低下（レベル１）設定点近傍に維持
サプレッション・プール水温度が 106℃に到達した時点で停止注水特性はタービン回転数制御により一定流量に制御されることから，設計値を設定
自動起動遅れ時間は原子炉隔離時冷却系による原子炉注水開始タイミングが早い方が，原子炉水位が高めに維持される
ことで原子炉出力の観点で厳しい設定となるため，0 秒を設定

原 子 炉 圧 力 （ MPa[gage]）

2.5-55

重 大 事 故 等 対 策 に 関連 す る 機 器 条 件

ドライウェル圧力高（13.7kPa[gage]）信号にて自動起動（遅れ時間：0 秒）
原子炉水位は原子炉水位異常低下（レベル１）設定点近傍に維持

条件設定の考え方

差圧（ MPa）

項

主要解析条件（原子炉停止機能喪失）（3／6）

6.0

4.0

2.0

0.0
0

100

200

300

流流量（m
量 （ m3３/h）
/h）

400

500

第 2.5−2 表
項目

主要解析条件（原子炉停止機能喪失）（4／6）
主要解析条件重 大 事 故 等 対 策 に 関連 す る器条件
機

2.5-56

注入流量：163L／min
ほう酸水濃度：13.4wt％

注入流量は設計値を設定
ほう酸水濃度は単位時間当たりに投入される負の反応度が小さくなるよう保安規定の運転上の制限における下限値を設定

炉心部へのほう酸水注入開始はほう酸水注入系の起動から 3 分 30 秒後（事象発生から 9 分 30 秒後）炉心部へのほう酸注入開始は，ほう酸水注入系の起動後，注入配管及び原子炉圧力容器内での輸送遅れを考慮して設定

伝熱容量：約 53MW
（サプレッション・プール水温度 100℃，海水温
度 27.2℃において）設計値を設定高圧炉心スプレイ系等を用いてサプレッション・プールを水源として原子炉注水を実施する場合に，炉心入口サブクーリ
ングが大きくなることで，原子炉出力の観点で厳しい条件として設定

ほう酸水注入系

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）

条件設定の考え方

第 2.5−2 表
項目

主要解析条件（原子炉停止機能喪失）（5／6）
主要解析条件

重大事故等対 策に関連する操作 条件

自動減圧系等の作動阻止操作

事象発生から 4 分後

ほう酸水注入系の起動操作

事象発生から 6 分後

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール冷却操作

事象発生から 17 分後

条件設定の考え方
運転手順に基づき，原子炉停止機能喪失の確認及び自動減圧系等の作動阻止に要する時間を考慮して設定
運転手順に基づき，自動減圧系等の作動阻止操作後に実施するため，自動減圧系等の作動阻止操作が完了する事象発生の4 分後からほう酸水注入系の起動操作に要する時間を考慮して設定
運転手順に基づき，状況判断及び操作に要する時間を考慮して設定

2.5-57

第 2.5−2 表
項

目

解析コード

主要解析条件（原子炉停止機能喪失）（6／6）
主要解析条件ホットバンドル解析：ＳＣＡＴ

初期条件

最小限界出力比1.24

燃料棒最大線出力密度44.0kW／m

条件設定の考え方

2.5-58

本重要事故シーケンスの重要現象を評価できる解析コード
初期の最小限界出力比が小さい方が沸騰遷移までの余裕が小さくなることで，被覆管温度に対して厳しい設定となる。このため，９×９燃料（Ａ型）のサイクル初期における保安規定の運転上の制限の下限値を設定
初期の燃料線出力密度が大きい方が燃料被覆管温度に対して厳しい設定となる。このため，保安規定の運転上の制限における上限値を設定
沸騰遷移の判定は，ＧＥＸＬ相関式から得られる最小限界出力比が最小限界出力比に関する燃料の許容設計限界を下回った時点となる

沸騰遷移の判定

ＧＥＸＬ相関式

沸騰遷移後の熱伝達相関式

修正 Dougall-Rohsenow 式−

リウェット相関式

日本原子力学会標準「ＢＷＲにおける過渡的な沸騰遷移後の燃料健全性評価基準:2003」における相関式２−

添付資料 2.5.1
プラント動特性評価における評価対象炉心の選定について

原子炉圧力の上昇等によって炉心のボイド率が低下した場合，動的ボイド係数の絶対値が大きいほど，炉心に印加される正の反応度が大きくなり，原子炉出力の増加量が大きくなる。よって，プラント動特性評価では，動的ボイド係数が重要なパラメータとなる。
動 的 ボ イ ド 係 数 は ，減 速 材 ボ イ ド 係 数 を 遅 発 中 性 子 発 生 割 合（ β 値 ）で除した値であり，一般にサイクル末期の方が絶対値が大きい。サイクル初期とサイクル末期の遅発中性子発生割合（β値）を第 1 表に，今回の評価におけるボイド率の推移を第 1 図に，減速材ボイド係数を
第 2 図に，動的ボイド係数を第 3 図に示す。今回の評価ではボイド率
が 40％ か ら 60％ 程 度 で 推 移 す る こ と か ら ，第 3 図 に 示 す と お り ，動 的ボイド係数はサイクル末期の方が絶対値が大きくなり，ボイド効果に
より炉心に印加される正の反応度が大きくなる。
よって，プラント動特性評価における評価対象炉心として平衡炉心のサイクル末期を選定した。

添付 2.5.1-1

第 1表

サ イ ク ル 初 期 と サ イ ク ル 末 期 の 遅 発 中 性 子 発 生 割 合（ β 値 ）遅発中性子発生割合（β値）

平衡炉心サイクル初期

平衡炉心サイクル末期

0. 00 6 0

0 .0 05 3

1. 炉 心 平 均 ボ イ ド 率 （ ％ ）事 故 後 の 時 間 (s )第 1図ベースケースにおける炉心平均ボイド率の推移

添付 2.5.1-2

動的ボイド係数

減速材ボイド係数

添付 2.5.1-3（（Δk／k）／%ボイド率）

第2図（￠／%ボイド率）

減速材ボイド係数（９×９燃料（Ａ型）取替炉心） 第 3 図

動的ボイド係数（９×９燃料（Ａ型）取替炉心）

添付資料 2.5.2
自動減圧系の自動起動阻止操作の考慮について

1.

自動減圧系の自動起動阻止操作について
自動減圧系は，中小破断ＬＯＣＡ時に高圧炉心スプレイ系等の機能が十分に発揮されずに原子炉水位を維持することができない場合に自動作動し，原子炉を減圧することで低圧炉心スプレイ系等による 原 子 炉 注 水 を う な が し ，原 子 炉 水 位 を 維 持 す る た め の 系 統 で あ る 。
自 動 減 圧 系 は ， ド ラ イ ウ ェ ル 圧 力 高 （ 13.7kPa［ gage］） 信 号 及 び 原子 炉 水 位 異 常 低 下（ レ ベ ル １ ）信 号 に よ り 自 動 作 動 信 号 が 発 信 さ れ ，
120 秒 の 時 間 遅 れ の 後 ，低 圧 炉 心 ス プ レ イ 系 ポ ン プ 又 は 低 圧 注 水 系 ポ
ンプの吐出圧力が確立している場合に，逃がし安全弁（自動減圧機
能）7 弁を開放する。
原子炉停止機能喪失時に自動減圧系により原子炉が自動減圧し，これに伴い低圧炉心スプレイ系等により炉心に大量の低温水が注入されると，ボイド効果等により炉心に正の反応度が投入されることで，急激な原子炉出力上昇をもたらすこととなる。
このため，運転手順において原子炉停止機能喪失時には自動減圧系の作動を阻止することを明確にしており，また，作動阻止用の操作スイッチを設けている。

2.

自動減圧系の自動起動阻止操作について
原 子 炉 停 止 機 能 喪 失 の 有 効 性 評 価 で は ， 事 象 発 生 の 約 230 秒 後 に
自動減圧系のタイマーが作動し，作動阻止操作をしない場合には，
こ の 120 秒 後 に 逃 が し 安 全 弁 が 開 放 す る 。 こ の た め ， 原 子 炉 停 止 機
能喪失の確認及び自動減圧系等の作動阻止操作に要する時間を考慮
添付 2.5.2-1

して，事象発生の 4 分後に自動減圧系等の作動阻止操作を実施する
こ と と し て い る 。こ れ は 事 象 発 生 か ら 10 分 以 内 の 操 作 で あ り ，他 の事 象 で 見 込 ん で い る 事 象 発 生 か ら の 10 分 の 状 況 判 断 時 間 を 考 慮 し ていない。原子炉停止機能喪失を確認した場合は，その時点で原子炉停止機能喪失時の反応度制御操作に移行することを手順書で明確に定めるとともに，中央制御室に操作スイッチを設置し，継続的な訓練 を 実 施 し て い る こ と か ら ， 10 分 以 内 の 操 作 で あ っ て も 運 転 員 に よる対応は可能である。また，他の事故シーケンスグループと同様に
10 分 の 状 況 判 断 時 間 を 条 件 と し て 評 価 に 組 み 込 む と ， 原 子 炉 停 止 機
能喪失時の炉心損傷防止の手順に沿った有効性評価を行うことができない。
以 上 に よ り ， 原 子 炉 停 止 機 能 喪 失 の 有 効 性 評 価 に お い て は ， 10 分の状況判断時間を考慮するのではなく，原子炉停止機能喪失の確認及び操作に要する時間に余裕時間を考慮して，事象発生の 4 分後に自動減圧系の自動起動阻止操作が完了する操作条件を設定している。
なお，訓練実績によると原子炉停止機能喪失の確認から自動減圧系の自動起動阻止操作の完了まで 2 分で実施可能である。

添付 2.5.2-2

添付資料 2.5.3
安定状態について（原子炉停止機能喪失）

原子炉停止機能喪失時の安定状態については，以下のとおり。
原子炉安定停止状態：事象発生後，設計基準事故対処設備又は重大事故等対処
設備 を用 い た 炉 心 冷 却 が 維持 可 能で あ り ，ま た ，冷却 のため の設 備 が そ の 後 も 機 能維 持 でき ，か つ ，必 要な 要 員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合に安定停止状態が確立されたものとする。
格納容器安定状態 ：炉心冷却が維持された後に，設計基準事故対処設備又は重大事故等対処設備を用いた格納容器除熱により格納
容器圧力及び温度が安定又は低下傾向に転じ，また，格納容器除熱のための設備がその後も機能維持でき，かつ，必要な要員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合に安定状態が確立されたものとする。
【安定状態の確立について】
原子炉安定停止状態の確立について
ほう酸水注入系を用いた炉心へのほう酸水注入により中性子束は徐々に低下
し未臨界が達成され，高圧炉心スプレイ系を用いた原子炉注水を継続すること
で炉心の冷却は維持され，原子炉安定停止状態が確立される。
格納容器安定状態の確立について
炉 心 冷 却 を 継 続 し ，事 象 発 生 の 約 17 分 後 か ら 残 留 熱 除 去 系 に よ る 格 納 容 器 除熱を実施する。原子炉出力が維持されている期間は，格納容器圧力及びサプレッション・プール水温度は緩やかに上昇を継続するが，ほう酸水注入系により
未 臨 界 が 達 成 さ れ る と 低 下 傾 向 と な り ， 格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 は 1 50℃ を 下 回 ると と も に ， 逃 が し 安 全 弁 の 機 能 維 持 が 確 認 さ れ て い る 126℃ を 上 回 る こ と は な
く，格納容器安定状態が確立される。
また，重大事故等対策時に必要な要員は確保可能であり，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
【安定状態の維持について】
上記の炉心損傷防止対策を継続することにより安定状態を維持できる。
また，残留熱除去系の機能を維持し除熱を継続することで，安定状態の維持が可能となる。制御棒挿入機能の復旧後は，制御棒を挿入することで，ほう酸水による未臨界維持に代わる未臨界の維持が可能となる。
（ 添 付 資 料 2.1.2 別 紙 1）

添付 2.5.3-1

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（原子炉停止機能喪失）

第 1-1 表分類

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＲＥＤＹ）（1／2）

重要現象
核分裂出力

解析モデル
核特性モデル
反応度モデル（ボイド・ドップラ）

反応度フィード
バック効果

沸騰・ボイド率変化

冷却材流量変化（自然循環流量）「反 応度 フ ィー ドバ ック 効 果」 にて 確 認 する 。

「反 応度 フ ィー ドバ ック 効 果」 にて 確 認 する 。

「解 析 条件 を最 確 条件 と した 場合 の 運転 員等 操 作時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 する 。
高温 停止 に 必要 なボ ロン 反 応度 を‐ 3％ Δ k とし た場 合に は，未臨
界達 成 の時 間が 遅 くな る こと が考 え られ るが ， 感度 解析 結 果に より評 価 項目 とな る パラ メ ータ 対す る 影響 が小 さ いこ とを 確 認し て
おり ， 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 （付 録 3 重大 事故 等 対策 の有 効 性評 価に係 るシ ビ アア クシ デン ト 解析 コー ド に つい てに つ いて （ 第 3 部
REDY）） 。

非常 用炉 心 冷 却 系 の 性 能 評 価 に お い て 使 用 が 認められてい る崩 壊熱 曲線 に 対し て ，1 秒 後 の時 点
で＋0.8％／ −0.1％ の不 確 かさ を有 す る

原子 炉 停止 機能 喪 失に よ り高 出力 状 態が 維持 さ れる ため ， 崩壊 熱モデルの不確かさにより事象進展に与える影響は小さいことから， 運転 員 操作 時間 等に 与 える 影響 は 小 さい 。

炉心 ボイ ド マ ッ プ 確 認 試 験 に よ り ， 炉 心 ボ イ ド
モデ ルに お い て 使 用 す る ボ イ ド 率 補 正 率 に 対 して，以下の 不確 かさ を有 す る
補正無し／ 最大 補正 二次 関 数

炉心 ボ イド モデ ル 等の 影 響は ，原 子 炉出 力変 化 に影 響を 及 ぼし ，
燃料 被 覆管 温度 ， サプ レ ッシ ョン ・ プー ル水 温 度や 水位 変 化に 影
響す る と考 えら れ る。 し かし なが ら ，そ の影 響 は小 さく ， 運転 員
等操 作時 間 に与 える 影響 は 小さ い。

再循環系ポ ンプ 慣性 時定 数：＋10％ ／ −10％

再循 環 系ポ ンプ 慣 性時 定 数の 影響 は ，再 循環 系 ポン プト リ ップ 時の炉 心 流量 ，原 子 炉出 力 変化 に影 響 する が， 事 象発 生初 期 の短 時
間の 影 響で あり ， 事象 進 展に 与え る 影響 は小 さ いこ とか ら ，運 転員等 操作 時 間に 与え る影 響 は小 さい 。

モデルの仮 定に 含ま れる

自然 循環 状 態は ，シ ュラ ウ ド内 外の 位 置 ヘッ ド差（ マス バラ ンス ）が支 配 的で あり ， 炉内 ボ イド によ る 摩擦 圧損 等 の炉 心流 量 への 影
響は 小 さい こと 及 び実 機 試験 での 挙 動を 概ね 再 現で きる こ とを 確認し て おり ，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 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 する 。
高温 停止 に 必要 なボ ロン 反 応度 を‐ 3％ Δ k とし た場 合に は ，サ プ
レッ ショ ン・プー ル水 温 度が 7℃上 昇 し，格納 容器 圧 力が 0.04MPa
上昇することを感度解析により確認している。有効性評価解析に
おけ るサ プ レッ ショ ン・プー ル 水温 度の 最高 値は 115℃ ，格 納 容器
圧力 の最 高 値は 0.20MPa[gage]で あり ，評 価項 目に 対 して 十分 な余裕が ある こ とか ら，その 影響 は 非常 に小 さい 。（ 付録 3 重 大 事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コードについてに つい て （第 3 部 REDY） ）崩 壊 熱 曲 線 を 初 期 状 態 に お い て ＋ 1％ ／ 2％ と し た 場 合 で も 評 価項目となるパラメータに影響を与えないことを感度解析により確認し てい る（ 付録 3 重 大 事故 等対 策 の有 効性 評価 に 係る シビ アア
クシ デン ト 解析 コー ドに つ いて につ い て （第 3 部 REDY） ） 。
ボイド率補正率を補正無しとした場合には，評価項目となるパラメータに対する余裕が大きくなることを感度解析により確認している 。
ボイド率補正率を最大補正二次関数とした場合には，サプレッション・プ ール 水温 度が 2℃ 上昇 し，格 納容 器圧 力が 0.01MPa 上 昇することを感度解析により確認している。有効性評価解析における
サプ レッ シ ョン・プ ール 水温 度 の最 高値 は 115℃，格納 容器 圧 力の最高 値は 0.20MPa[gage]で あ り，評 価 項目 に対 して 十 分な 余裕 があるこ とか ら，その 影 響は 非常 に 小さ い（ 付 録 3 重大 事故 等 対策 の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コードについてについて（第 3 部 REDY） ）。
再 循 環 系 ポ ン プ 慣 性 時 定 数 を ＋ 10％ ／ − 10％ と し た 場 合 に は ， 評
価項目となるパラメータに対する余裕が大きくなるか又は影響を与え ない こ とを 感度 解析 に て確 認し て い る（付 録 3 重 大事 故等 対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コードについてについ て（ 第 3 部 REDY） ）。
自然 循環 状 態は，シュ ラ ウド 内外 の 位置 ヘッ ド差（マ スバ ラン ス）が支配的であり，炉内ボイドによる摩擦圧損等の炉心流量への影
響は小さいこと及び実機試験での挙動を概ね再現できることを確認しており，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 。

炉心ボイドモデ
ル

再循環モデル

再循環モデル

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

添付資料 2.5.4

原子炉圧力容器

冷却材流量変化（コーストダウン特性）

崩壊熱モデル

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

反応 度フ ィ ー ド バ ッ ク 効 果 の 不 確 か さ に 含 ま れる
動的ボイド 係数 ：〜動的ドップ ラ係 数：〜
高温停止に 必要 なボ ロン 反 応度 ：−3％Δk

反応度モデル（ボロン）

炉心

添付 2.5.4-1

崩壊熱

不確 かさ

第 1−1 表
分類

重要 現象

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＲＥＤＹ）（2／2）
解析モデル

不確 かさ
逃がし安全 弁流 量： ＋16.6％

冷却 材放 出（臨界流・ 差圧 流）逃がし安全弁モデル

給水エンタ ルピ
(1)給水温度 （主 蒸 気流 量零 で） ：−60kJ／ kg（−14℃ ）(2)遅れ時間 ：＋ 50 秒

原子炉圧力容器

添付 2.5.4-2

高圧炉心注 水系 流量：実力値 （137％ ）ＥＣ ＣＳ 注水（給水系・代 替注水含む）

給水系モデルサプレッシ ョン ・プ ール 水 の初 期エ ン タ ルピ
：設計仕 様 の常 用温 度下 限（−104kJ／ kg（ −25℃ ））保守的な混 合特 性を 設定

格納容器

ほう 酸水 の拡散

ほう酸水拡散モデル

サ プ レ ッ シ ョン・ プー ル冷却

格納容器モデル

保守的モデ ルに 含ま れる

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

逃が し 安全 弁流 量 が大 き くな った 場 合， 原子 炉 水位 の低 下 やサ プ
レッ ショ ン・プ ール 水温 度 の上 昇が 早 くな るこ とが 考 えら れる が，
感度 解 析結 果よ り 評価 項 目と なる パ ラメ ータ に 与え る影 響 が小 さいこ と を確 認し て いる 。 また ，実 機 試験 での 挙 動を 概ね 再 現で きるこ とを 確 認し てお り，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 （付 録 3 重大 事 故等 対策の 有 効性 評価 に 係る シ ビア アク シ デン ト解 析 コー ドに つ いて につい て（ 第 3 部 REDY） ）。
給水 エ ンタ ルピ が 低下 し た場 合に は ，炉 心入 口 サブ クー ル が低 下
する こ とで 原子 炉 出力 が 上昇 し， ま た， 給水 エ ンタ ルピ の 低下 が遅れ た 場合 には ， 炉心 入 口サ ブク ー ルの 低下 が 遅く なる こ とで 原子炉 出 力の 上昇 が 遅く な るこ とが 考 えら れる が ，感 度解 析 結果 により 評 価項 目と な るパ ラ メー タ対 す る余 裕が 大 きく なる か 又は その影 響 が小 さい こ とを 確 認し てい る 。ま た， 解 析コ ード は 実機 試
験デ ー タと 比較 し て給 水 エン タル ピ を多 少小 さ めに 評価 し ，全 体
的に 良 く一 致す る こと を 確認 して お り， 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 （付 録
3 重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析
コー ドに つ いて につ いて （第 3 部 REDY） ）。
高圧 炉 心ス プレ イ 系の 流 量が 増加 し た場 合， 原 子炉 水位 が 高め に維持 され る こと で，原子 炉 出力 は高 め とな るこ とが 考 えら れる が，
感度 解 析結 果に よ り評 価 項目 とな る パラ メー タ に与 える 影 響が 小
さい こ とを 確認 し てい る 。ま た， 原 子炉 へ注 水 する 場合 の 影響 として は ，Ｅ ＣＣ Ｓ 注水 も 給水 系に よ る注 水も 同 等と 考え ら れ， 解析コ ー ドは ，給 水 ポン プ がト リッ プ した 場合 や 給水 流量 が 増減 した場 合 の実 機試 験 の挙 動 を良 く模 擬 でき るこ と を確 認し て おり ，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 （付 録 3 重大 事 故等 対策 の 有効 性評 価 に係 る
シビアアクシデント解析コードについてについて（第 3 部
REDY）） 。
サプ レ ッシ ョン ・ プー ル 水の 初期 エ ンタ ルピ が 低下 した 場 合， サ
プレ ッ ショ ン・ プ ール 水 源を 用い て ＥＣ ＣＳ 注 水を 実施 す る際 の炉心 入 口サ ブク ー ルが 低 下す るこ と で原 子炉 出 力が 上昇 す るこ とが考 え られ るが ， 感度 解 析結 果に よ り評 価項 目 とな るパ ラ メー タ
対す る 余裕 が大 き くな る か又 は影 響 がな いこ と を確 認し て おり ，事象 進 展に 与え る 影響 は 小さ いこ と から ，運 転 員等 操作 時 間に 与える 影 響は 小さ い （付 録 3 重大 事 故等 対策 の 有効 性評 価 に係 る
シビアアクシデント解析コードについてについて（第 3 部
REDY）） 。
解析 コ ード は保 守 的な 混 合特 性を 用 いる ため ， 実際 の炉 心 内に お
ける ほ う酸 水の 拡 散は 早 くな り， ボ ロン 反応 度 の印 加が 早 くな る
こと で 未臨 界の 達 成時 間 が早 くな る こと から ， 格納 容器 圧 力及 び
サプ レ ッシ ョン ・ プー ル 水温 度が 低 下傾 向に 転 じる 時間 も 早く なる。 こ のた め， 実 際の 格 納容 器圧 力 及び サプ レ ッシ ョン ・ プー ル
水温 度 は低 くな る ため ， これ らの パ ラメ ータ を 操作 開始 の 起点 とする 運転 員 等操 作の 開始 は 遅く なる 。

逃 が し 安 全 弁 流 量 を ＋ 16.6％ と し た 場 合 に は ， 評 価 項 目 と な る パ
ラメータに対する余裕が大きくなるか又は影響を与えないことを
感度 解析 に て確 認し てい る（ 付録 3 重大 事故 等対 策 の有 効性 評価に係 るシ ビ アア クシ デン ト 解析 コー ド に つい てに つ いて （第 3 部
REDY）） 。

解析 コ ード は， 単 純な 計 算で 保守 性 を確 保し て いる こと か ら， 不確か さ要 因 とし ては 考慮 し ない 。

給 水 エ ン タ ル ピ に つ い て 給 水 温 度 を − 60kJ／ kg（ − 14℃ ） ， 遅 れ
時間 を＋ 50 秒 とし た場 合 には ，評 価 項目 とな るパ ラ メー タに 対する余裕が大きくなることを感度解析により確認している。また，
給 水 温 度 の み を − 60kJ／ kg（ − 14℃ ） と し た 場 合 に は ， 燃 料 被 覆
管温 度が 10℃ 上昇 する こ とを 感度 解 析に より 確認 し てい る。 有効性評 価解 析 にお ける 燃料 被 覆管 温度 の 最 高値は 872℃で あ り，評 価
項目に対して十分な余裕があることから，その影響は非常に小さい（付 録 3 重 大事 故等 対 策の 有効 性 評価 に係 るシ ビ アア クシ デン
ト解 析コ ー ドに つい てに つ いて （第 3 部 REDY）） 。

高圧 炉心 注 水系 流量 を 137％ とし た場 合に は，サプ レッ ショ ン・プ
ール 水温 度が 4℃ 上昇 し，格納 容器 圧 力が 0.03MPa 上 昇す る こと を感度解析により確認している。有効性評価解析におけるサプレッ
ショ ン・プー ル水 温 度の 最高 値は 115℃，格納 容器 圧 力の 最高 値は0.20MPa[gage]で あ り，評 価項 目に 対 して 十分 な余 裕 があ るこ とから，その 影響 は非 常 に小 さい（付 録 3 重 大事 故等 対 策の 有効 性評
価に係るシビアアクシデント解析コードについてについて（第 3部 REDY）） 。

サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 の 初 期 エ ン タ ル ピ を − 104kJ ／ kg （ −25℃ ）と し た場 合に は， サ プレ ッシ ョ ン ・プ ール 水 温度が 18℃ 低
下し ，格 納 容器 圧力 が 0.06MPa 低 下 する こと を感 度 解析 によ り確認していることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は
大き くな る（ 付録 3 重 大 事故 等対 策 の有 効性 評価 に 係る シビ アア
クシ デン ト 解析 コー ドに つ いて につ い て （第 3 部 REDY） ） 。

解析コードは保守的な混合特性を用いるため，実際の炉心内におけるほう酸水の拡散は早くなり，ボロン反応度の印加が早くなることで未臨界の達成時間が早くなることから，格納容器圧力及びサプレッション・プール水温度が低下傾向に転じる時間も早くなる。このため，実際の格納容器圧力及びサプレッション・プール
水温度は低くなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕 は大 き くな る。
解析コードは，単純な計算で保守性を確保していることから，不確か さ要 因 とし ては 考慮 し ない 。

第 1−2 表
分類

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び（ＳＣＡＴ）

評価項目となるパラメータに与える影響

重要 現象

解析モデル

不確 かさ

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

出力 分布 変化

出力分布モデル

解析コード は ， 保 守 的 に 中 央 ピ ー ク に 基 づ く 軸 方 向
出力分布を 設 定 す る た め ， 燃 料 被 覆 管 温 度 を 高 め に評価する。

解 析コ ー ド は， 保 守 的 に中 央 ピ ーク に 基 づ く軸 方 向 出力 分 布を 設定 す る ため ， 燃 料 被覆 管 温 度を 高 め に 評価 す る 。こ の た
め ，実 際 の 燃料 被 覆 管 温度 は 低 くな る が ， 燃料 被 覆 管温 度 を
操 作開 始 の 起点 と す る 運転 員 等 操作 は な い こと か ら ，運 転 員
等操 作時 間 に与 える 影響 は ない 。
解 析コ ー ド は， 燃 料 ペ レッ ト と 燃料 被 覆 管 との 間 の ギャ ッ プ
熱 伝達 係 数 を高 め に 設 定す る こ とで ， 原 子 炉出 力 が 上昇 す る
時 の表 面 熱 流束 に 対 す る熱 伝 達 遅れ を 小 さ くし ， 主 蒸気 隔 離
弁 閉止 に よ って 原 子 炉 出力 が 急 増す る 状 態 では ， 燃 料被 覆 管
温 度を 高 め に評 価 す る 。こ の た め， 実 際 の 燃料 被 覆 管温 度 は
低 くな る が ，燃 料 被 覆 管温 度 を 操作 開 始 の 起点 と す る運 転 員
等 操作 は な いこ と か ら ，運 転 員 等操 作 時 間 に与 え る 影響 は ない。

解析コードは，保守的に中央ピークに基づく軸方向出力分布を設定するため，燃料被覆管温度を高めに評価する。このため，実際の燃料被覆管温度は低くなり，評価項目となるパラメータに対す
る余 裕は 大 きく なる 。

燃料棒内温度変化

熱伝導モデル，燃料 ペ レ ット -被 覆管ギャップ熱伝達モデル

炉心

添付 2.5.4-3

燃料棒表面熱伝達

熱伝達モデル
リウェットモデル

沸騰 遷移

沸騰遷移評価モ
デル

気液 熱非 平衡

熱伝達モデル
リウェットモデル

解析コード は ， 燃 料 ペ レ ッ ト と 燃 料 被 覆 管 と の 間 のギャップ熱 伝 達 係 数 を 高 め に 設 定 す る こ と で ， 原 子
炉出力が上 昇 す る 時 の 表 面 熱 流 束 に 対 す る 熱 伝 達 遅れが小さく な る 。 こ の た め ， 主 蒸 気 隔 離 弁 閉 止 に よって原子炉 出 力 が 急 増 す る 状 態 で は ， 燃 料 被 覆 管 温
度を高めに 評 価 す る 。 ま た ， 給 水 加 熱 喪 失 に よ っ て
原子炉出力 が 準 静 的 に 増 加 す る 状 態 で は ， 表 面 熱 流
速に対する 熱 伝 達 遅 れ の 燃 料 被 覆 管 温 度 へ の 影 響 は大きくない と考 えら れる 。
解析コード は ， 燃 料 棒 表 面 熱 伝 達 を お お む ね 保 守 的に評価する 相関 式（ 修正 Dougall-Rohsenow 式）を 採用したこと に 加 え ， 被 覆 管 温 度 が 高 温 と な る 領 域 で重要な熱伝 達 機 構 と な る 輻 射 熱 伝 達 を 無 視 し て い る
ため，燃料 棒 表 面 の 熱 伝 達 係 数 を お お む ね 小 さ く 評
価し，燃料 被覆 管温 度を 高 めに 評価 す る 。
解析コード は ， 燃 料 被 覆 管 温 度 に 依 存 す る リ ウ ェ ット相関式（ 相 関 式 ２ ） を 使 用 し ， 上 述 の と お り 被 覆
管温度を高 め に 評 価 す る こ と か ら ， リ ウ ェ ッ ト 時 刻を遅めに評 価し ，燃料 被覆 管 温度 を高 め に評 価す る。
解析コード は ， 沸 騰 遷 移 が 生 じ 易 い 条 件 と し て ， Ｓ
ＬＭＣＰＲ を 基 準 に 沸 騰 遷 移 の 発 生 及 び 沸 騰 遷 移 位置を判定す る よ う 設 定 し て い る た め ， 燃 料 被 覆 管 温
度をおおむ ね高 めに 評価 す る。

解析コード は ， 沸 騰 遷 移 後 の 熱 伝 達 を お お む ね 保 守的に評価す る相 関式（修正 Dougall-Rohsenow 式）を採用したこ と に 加 え ， 被 覆 管 温 度 が 高 温 と な る 領 域
で重要な熱 伝 達 機 構 と な る 輻 射 熱 伝 達 を 無 視 し て いるため，冷 却 材 温 度 を 飽 和 温 度 と し て 熱 伝 達 を 取 り扱った場合 で も 燃 料 被 覆 管 温 度 は お お む ね 高 め に 評価される。 よ っ て ， 燃 料 被 覆 管 温 度 に 対 す る 気 液 熱
非平衡の不 確か さの 影響 は ，修正 Dougall-Rohsenow
式の保守性 に含 まれ る。

解 析コ ー ド は， 燃 料 棒 表面 熱 伝 達及 び リ ウ ェッ ト 時 刻を お お
む ね保 守 的 に評 価 す る 相関 式 を 採用 す る と とも に ， 高温 領 域
においても輻射熱伝達に期待しない評価としていることから ，燃 料 棒 表面 の 熱 伝 達係 数 を おお む ね 小 さく 評 価 する 。 この ため ， 実 際の 燃 料 棒 表面 で の 熱伝 達 は 大 きめ と な り， 燃 料
被 覆管 温 度 は低 め と な るが ， 燃 料被 覆 管 温 度を 操 作 開始 の 起
点 とす る 運 転員 等 操 作 はな い こ とか ら ， 運 転員 等 操 作時 間 に与え る影 響 はな い。

解析 コー ド は，沸 騰 遷移 が生 じや す い条 件と して ，SLMCPR を
基 準に 沸 騰 遷移 の 発 生 及び 沸 騰 遷移 位 置 を 判定 す る よう 設 定
し てお り ， 燃料 被 覆 管 温度 を 高 めに 評 価 す る。 こ の ため ， 実
際 の燃 料 被 覆管 温 度 は 低く な る が， 燃 料 被 覆管 温 度 を操 作 開
始 の起 点 と する 運 転 員 等操 作 は ない こ と か ら， 運 転 員等 操 作
時間 に与 え る影 響は ない 。
解 析コ ー ド は沸 騰 遷 移 後の 燃 料 棒表 面 熱 伝 達を お お むね 保 守
的に 評価 す る相 関式（修 正 Dougall-Rohsenow 式 ）を 採用 す ると とも に ， 高温 領 域 に おい て も 輻射 熱 伝 達 に期 待 し ない 評 価と して い る こと か ら ， 気液 熱 非 平衡 の 不 確 かさ の 影 響は ， 修
正 Dougall-Rohsenow 式 の保 守性 に 含ま れ ，燃 料被 覆管 温度 を
お おむ ね 高 く評 価 す る 。こ の た め， 実 際 の 燃料 被 覆 管温 度 は
低 くな る が ，燃 料 被 覆 管温 度 を 操作 開 始 の 起点 と す る運 転 員
等 操作 は な いこ と か ら ，運 転 員 等操 作 時 間 に与 え る 影響 は ない。

解析コードは，燃料ペレットと燃料被覆管との間のギャップ熱伝
達係数を高めに設定することで，原子炉出力が上昇する時の表面熱流束に対する熱伝達遅れを小さくし，主蒸気隔離弁閉止によって原子炉出力が急増する状態では，燃料被覆管温度を高めに評価する。このため，実際の燃料被覆管温度は低くなり，評価項目となる パラ メ ータ に対 する 余 裕は 大き く な る。

解析コードは，燃料棒表面熱伝達及びリウェット時刻をおおむね保守的に評価する相関式を採用するとともに，高温領域においても輻射熱伝達に期待しない評価としていることから，燃料棒表面の熱伝達係数をおおむね小さく評価する。このため，実際の燃料棒表面での熱伝達は大きめとなり，燃料被覆管温度は低めとなること から ，評価 項 目と なる パラ メ ータ に 対す る余 裕 は大 きく なる 。
なお，燃料被覆管温度が高めに評価されることに伴いリウェット
時刻は遅く評価されるが，更に保守的な取扱いとして，リウェッ
トを考慮しない場合を想定した感度解析を実施し，この場合でも評価 項目 を 満足 する こと を 確認 して い る 。
（添 付資 料 2.5.5）
解析 コー ド は， 沸騰 遷移 が 生じ やす い 条 件と して ，SLMCPR を基 準に沸騰遷移の発生及び沸騰遷移位置を判定するよう設定しており，燃料被覆管温度を高めに評価する。このため，実際の燃料被覆管温度は低くなり，評価項目となるパラメータに対する余裕は
大き くな る 。
解析コードは沸騰遷移後の燃料棒表面熱伝達をおおむね保守的に評価 する 相 関式（修正 Dougall-Rohsenow 式）を採 用す る とと もに ，
高温領域においても輻射熱伝達に期待しない評価としていることから ，気 液 熱非 平衡 の不 確 かさ の影 響 は ，修正 Dougall-Rohsenow
式の保守性に含まれ，燃料被覆管温度をおおむね高く評価する。
このため，実際の燃料被覆管温度は低くなり，評価項目となるパ
ラメ ータ に 対す る余 裕は 大 きく なる 。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（1／6）
解析条件の不確かさ

項目

条件 設定 の 考え 方
解析条件

最確 条件

原子 炉熱 出力3,293MW

約 3,279MW〜
約 3,293MW（実 績値 ）

原子 炉圧力(圧力 容 器ド ーム部)

6.93MPa[gage]

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

定格 熱出 力 を設 定

定格 圧力 を 設定

通常 運転 水 位を 設定

添付 2.5.4-4

初期条件

原子 炉水位

炉心 流量

主蒸 気流量

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 ）

41,060t／h（定格流量の85％流量）

定格流量の約 86％〜約 104％（実績値）

6,420t／h

約 6,398t／h〜
約 6,466t／h

初期 炉心 流 量が 小さ いほ ど，初期 のボイド率が大きくなることで原子炉圧力上昇時にボイドが潰れることで印加される正の反応度が大き
くな り，原 子 炉出 力の 観 点で 厳し い
設定 とな るこの ため，保 安規 定の 運 転範 囲に おける原子炉定格出力時の下限流量を設 定
定格 主蒸 気 流量 を設 定

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

最 確 条 件 と し た 場 合 には 最 大 線 出 力 密 度 が 緩 和 さ れ る。
最 確 条 件 と し た 場 合 の運 転 員 等 操 作 時 間 及 び 評 価 項 目とな る パ ラ メ ー タ に 与 える 影 響 は ， 最 大 線 出 力 密 度 に て説明す る。
最 確 条 件 と し た 場 合 には ， ゆ ら ぎ に よ り 解 析 条 件 に 対して 変 動 を 与 え 得 る が ，事 象 初 期 に お い て 主 蒸 気 隔 離 弁が閉 止 し ， 原 子 炉 圧 力 は逃 が し 安 全 弁 に よ り 制 御 さ れ るた
め 事 象 進 展 に 及 ぼ す 影響 は 小 さ 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 ， 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 の 幅 は 事 象 発 生 後 の 水 位低
下 量 に 対 し て 非 常 に 小さ い 。 例 え ば ， 解 析 条 件 で 設 定した 通 常 運 転 水 位 か ら 自動 減 圧 系 の 作 動 信 号 の 一 つ で ある
原 子 炉 水 位 異 常 低 下 （レ ベ ル １ ） ま で の 原 子 炉 水 位 の低
下量は 4700 ㎜で あ るの に対 して ，ゆ らぎ によ る水 位 低下
量は約 40 ㎜ であ り 非常 に小 さい 。し た が って ，事 象進 展に 及 ぼ す 影 響 は 小 さ く， 運 転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影響
は小 さい 。
最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 炉 心 の ボ イ ド 率 が 低 く な り主
蒸 気 隔 離 弁 閉 止 に 伴 う原 子 炉 圧 力 の 上 昇 に よ り 印 加 される 反 応 度 が 小 さ く な るこ と で 原 子 炉 出 力 の 上 昇 が 緩 和さ
れ る が ， 事 象 進 展 に 与え る 影 響 は 小 さ 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 最 大線 出力 密 度 が緩 和さ れ る。最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項目とな
るパ ラメ ー タに 与え る影 響 は，最大 線 出力 密度 にて 説 明する。
最確 条件 と した 場合 には ，ゆら ぎに よ り解 析条 件に 対 して変動 を与 え 得る が，事象 初 期に おい て 主蒸 気隔 離弁 が 閉止
し，原子炉圧力は逃がし安全弁により制御されることから， 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 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 ，事 象 初 期 に お い て 主 蒸 気 隔 離 弁が閉 止 し ， 主 蒸 気 は 遮 断さ れ る た め ， 事 象 進 展 に 及 ぼ す影
響 は 小 さ 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 ，ゆら ぎに よ り解 析条 件に 対 して変動 を与 え 得る が，事象 初 期に おい て 主蒸 気隔 離弁 が 閉止
し，主蒸 気が 遮 断さ れる た め，事象 進 展に 及ぼ す影 響 は小さい 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 には ，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 の幅 は事 象 発生 後の 水位 低 下量に対 して 非 常に 小さ い。例 えば ，解 析 条件 で設 定し た 通常
運転水位から自動減圧系の作動信号の一つである原子炉
水位異常低下（レベル１）までの原子炉水位の低下量は4700 ㎜で あ る の に対 し て ， ゆら ぎ に よ る 水 位低 下 量 は約40 ㎜ で あり 非 常 に 小さ い 。 し たが っ て ， 事 象進 展 に 及ぼす影 響は 小 さく ，評 価項 目 とな るパ ラ メー タに 与え る 影響
は小 さい 。
最確 条件 と した 場合 には ，炉心 のボ イ ド率 が低 くな り 主蒸
気隔離弁閉止に伴う原子炉圧力の上昇により印加される反応度が小さくなり原子炉出力の上昇が緩和されることから ，評 価項 目 とな るパ ラ メー タに 対 する 余裕 は大 き くな
る。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（2／6）
解析条件の不確かさ

項

目
解析条件

給水 温度

燃料 及び 炉心

初期条件

添付 2.5.4-5

燃料 棒最大線出 力密度

最小 限界 出力比

216℃

条件 設定 の 考え 方

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

初期 給水 温 度が 低い ほど ，印 加さ れる正 の反 応 度が 大き くな り，原子 炉
出力 の観 点 で厳 しい 設定 と なる
この ため，通 常運 転時 の 状態 を包 含
する 低め の 温度 を設 定
初 期 温 度 216℃ か ら 主 蒸 気 隔 離 弁
閉止に伴う給水加熱喪失により一次遅 れで 低 下し，電動 給 水ポ ンプ 停
止時 点で 約 84℃ま で 低下
９ ×９ 燃 料 (Ａ 型 )と ９ ×９ 燃 料 (Ｂ型 )は ， 熱 水 力 的 な 特 性 は ほぼ 同 等
であり，その違いの影響は修正
Dougall-Rohsenow 式 及 び 相 関 式 ２の保守性に概ね包含されることから，代表 的に ９×９燃 料(Ａ型 )を 設定

最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 印 加 反 応 度 が 小 さ く な る ことで ， 原 子 炉 出 力 の 上 昇が 緩 和 さ れ る が ， 事 象 進 展 に 与える 影 響 は 小 さ 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，印加反応度が小さくなること
で，原子 炉出 力 の上 昇が 緩 和さ れる こ と から ，評 価項 目 となる パラ メ ータ に対 する 余 裕は 大き く な る。

最 確 条 件 と し た 場 合 に は ， ９ ×９ 燃 料 (Ａ 型 )又 は ９ ×９
燃 料 (Ｂ 型 )の 単 独 炉 心 若 し くは こ れ ら の 混 在 炉 心 と なる場 合 が あ る が ， 両 型 式の 熱 水 力 的 な 特 性 は ほ ぼ 同 等 であり ， 事 象 進 展 に 及 ぼ す影 響 は 小 さ い こ と か ら ， 運 転 員等
操 作 時 間 に 与 え る 影 響は 小 さ い （ 付録 3 重 大 事 故 等対策 の 有 効 性 評 価 に 係 るシ ビ ア ア ク シ デ ン ト 解 析 コ ー ドに
つい てに つ いて （第 4 部 SCAT） ） 。

初期の燃料線出力密度が大きい方が燃料被覆管温度に対して厳しい設定 とな る。この た め，保安 規定 の運転上の制限における上限値を設
定
初期の最小限界出力比が小さい方が沸騰遷移までの余裕が小さくな
るこ とで，被 覆管 温度 に 対し て厳 しい設 定と な る。この ため ，９ ×９ 燃料（ Ａ型）の サイ クル 初 期に おけ る
保安規定の運転上の制限の下限値
を設 定

最 確 条 件 と し た 場 合 ，燃 料 被 覆 管 温 度 の 上 昇 が 緩 和 される が ， 燃 料 被 覆 管 温 度を 操 作 開 始 の 起 点 と す る 運 転 員等
操 作 は な い こ と か ら ，運 転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響はない 。

最確 条件 と した 場合 には ，９×９ 燃料 (Ａ 型)又 は ９×９燃
料 (Ｂ 型 )の 単 独 炉 心 若 し く は こ れ ら の 混 在 炉 心 と な る 場
合が ある が ，両 型式 の熱 水 力的 な特 性 は ほぼ 同等 で あり ，ともに炉心動特性及びポストＢＴ挙動の評価特性に主に由来 する 安 全余 裕に 概ね 包 含さ れる こ と から ，評 価項 目 となるパラメータに与える影響は有意とならない（付録 3
重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデント
解析 コー ド につ いて につ い て（第 4 部 SCAT） ）。
最確 条件 と した 場合 ，燃 料 被覆 管温 度 上昇 が緩 和さ れ るこ
とか ら，評価 項 目と なる パ ラメ ータ に 対す る余 裕は 大 きく
なる 。

最確 条件

約 217℃〜約 219℃

９×９燃(Ａ型)
単一炉心

装荷 炉心 ご と

44.0kW／m

約 33 kW／ m〜
約 41kW／m（実 績値 ）

1.24

限界 出力 比 指標 ※0.98 以 下（実 績値 ）
※ 実際の運転管理
上は ，最 小限 界 出力比の運転制限値を
最小限界出力比で除した限界出力比
指標で管理を行ってお り， こ の値 が 1以下であれば限界
出力比の制限値を超過 して い ない

最 確 条 件 と し た 場 合 ，沸 騰 遷 移 の 発 生 が 遅 れ る こ と で燃料 被 覆 管 温 度 の 上 昇 が緩 和 さ れ る が ， 燃 料 被 覆 管 温 度を
操 作 開 始 の 起 点 と す る運 転 員 等 操 作 は な い こ と か ら ，運転員 等操 作 時間 に与 える 影 響は ない 。

最確 条件 と した 場合 ，沸 騰 遷移 の発 生 が遅 れる こと で 燃料
被覆 管温 度 の上 昇が 緩和 さ れる こと か ら，評価 項目 と なる
パラ メー タ に対 する 余裕 は 大き くな る 。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（3／6）
解析条件の不確かさ

項

目
解析条件

核デ ータ
（動 的ボ イ ド係数）

条件 設定 の 考え 方

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

炉心に印加される正の反応度が大きく なる 保 守的 な条 件を 設 定

最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 印 加 反 応 度 が 小 さ く な る ことで ， 燃 料 被 覆 管 温 度 の上 昇 が 緩 和 さ れ る が ， 事 象 進 展に
与 え る 影 響 は 小 さ い こと か ら ， 運 転 員 等 操 作 時 間 に 与える影 響は 小 さい 。
な お ， 解 析 コ ー ド の 不確 か さ 等 を 考 慮 し て い る 保 守 因子の 大 き さ は ， 事 象 進 展に 応 じ て 変 動 し 得 る が ， 厳 し い組
合 せ と し た 場 合 に お いて も ， 事 象 進 展 に 与 え る 影 響 が小さ い こ と を 確 認 し て いる （ 付 録 3 重 大 事 故 等 対 策 の有
効 性 評 価 に 係 る シ ビ アア ク シ デ ン ト 解 析 コ ー ド に つ いて
（第 3 部 REDY） ） 。
最 確 条 件 は 解 析 条 件 で設 定 し て い る 格 納 容 器 初 期 圧 力より も 小 さ く な る 。 こ のた め ， 格 納 容 器 圧 力 は 低 め に 推移
す る が ， 解 析 上 格 納 容器 圧 力 を 操 作 開 始 の 起 点 と す る運
転 員 等 操 作 は な い こ とか ら ， 運 転 員 等 操 作 時 間 に 与 える
影響 はな い 。

最確条件とした場合には，印加反応度が小さくなること
で，燃料 被覆 管 温度 の上 昇 が緩 和さ れ る こと から ，評 価 項
目と なる パ ラメ ータ に対 す る余 裕は 大 き くな る。
なお ，解 析コ ー ドの 不確 か さ等 を考 慮 して いる 保守 因 子の大き さは ，事 象 進展 に応 じ て変 動し 得 る が，厳し い組 合 せとし た場 合 にお いて も，評 価項 目と な るパ ラメ ータ に 与える影 響が 小 さい こと を確 認 して いる（付 録 3 重大 事故 等対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コードにつ いて （第 3 部 REDY）） 。

最確 条件

平衡炉心サイクル末期の値×1.25−

核デ ータ（動 的ド ッ プラ係数）

平衡炉心サイクル末期の値×0.9

初期条件

添付 2.5.4-6

格納 容器 圧力5kPa[gage]

約 2.2kPa[gage]〜
約 4.7kPa[gage]（実 績値 ）

格納 容器 体積

9,800m ３

9,800m ３（設 計値 ）

３

サプ レッ シ ョン・
プー ル水量サプ レッ シ ョン・
プー ル水 温度

3,300m ３

32℃

約 3,308m 〜 約
3,342m ３（実 績値 ）

約 15℃ 〜約 32℃（実 績値 ）

格納容器圧力の観点で厳しい高めの設 定と し て，通 常運 転 時の 圧力 を包含 する 高 めの 値を 設定

設計 値を 設 定

解 析 条 件 は 最 確 条 件 と同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

サプ レッ シ ョン・プー ル での 圧力 抑制効果が厳しくなる少なめの水量とし て，保 安 規定 の運 転 上の 制限 におけ る下 限 値を 設定

最 確 条 件 と し た 場 合 には ， サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水量の 運 転 範 囲 に お い て 解析 条 件 よ り 高 め の 水 量 と な る が，
ゆ ら ぎ の 幅 は 非 常 に 小さ い 。 例 え ば ， 解 析 条 件 で 設 定した 水 量 （ 3,300m ３ ） に 対 し ， ゆ ら ぎ に よ る 水 量 変 化 は 約
42m ３ で あり ， 運転 員等 操作 時 間に 与え る 影響 は小 さ い。

サプ レッ シ ョン・プー ル での 圧力 抑制効果が厳しくなる高めの水温として，保安 規 定の 運転 上 の制 限に お
ける 上限 値 を設 定

最 確 条 件 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 と同 等以 下と な る。
32℃ の 場 合 は ， 解 析 条件 と 最 確 条 件 は 同 等 で あ る こ とから運 転員 等 操作 時間 に与 え る影 響は な い 。
32℃ 未 満 の 場 合 は ， サプ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 度 を操作開 始の 起 点と する 運転 員 等操 作の 開 始 は遅 くな る 。
ま た ， 非 常 用 炉 心 冷 却系 の 原 子 炉 注 水 に よ る 反 応 度 印加の 観 点 で は ， 注 水 水 温が 低 い 方 が 高 い 反 応 度 が 印 加 される が ， 注 水 水 温 を 低 くし た 場 合 に お い て も ， プ ラ ン ト挙動への影響が小さいことを感度解析により確認している。
（添 付資 料 2.5.6）

最確条件は解析条件で設定している格納容器初期圧力よりも 小さ く なる 。こ のた め ，格 納容 器 圧力 が低 めに 推 移す
るこ とか ら，評 価項 目と な るパ ラメ ー タに 対す る余 裕 は大きく なる 。

解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
最確 条件 と した 場合 には ，サプ レッ シ ョ ン・プー ル水 量 の
運転 範囲 に おい て解 析条 件 より 高め の 水 量と なる が，ゆ ら
ぎの 幅は 非 常に 小さ い。例 えば ，解 析 条件 で設 定し た 水量
（3,300m ３ ）に対 し ，ゆ らぎ に よる 水量 変 化は約 42m ３ であり ， そ の 割 合 は 初 期 保 有 水 量 の 1.3％ 程 度 と 非 常 に 小 さい 。し たが って ，事 象進 展に 与え る 影響 は 小さ 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 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 と 同等 以下 とな る 。
32℃ の場 合 は，解析 条件 と 最確 条件 は 同等 であ るこ と から
評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響 はな い。
32℃ 未満 の 場合 は，サプ レ ッシ ョン・プ ー ル水 温度 は 低めに推 移し ，サ プ レッ ショ ン・プ ール で の圧 力抑 制効 果 が高まり 格納 容 器圧 力の 上昇 は 緩和 され る 。この ため ，評 価 項
目と なる パ ラメ ータ に対 す る余 裕は 大 き くな る。
また ，非 常用 炉 心冷 却系 の 原子 炉注 水 によ る反 応度 印 加の観点では，注水水温が低い方が高い反応度が印加されるが，注水 水温 を 低く した 場 合に おい て も評 価項 目と な るパ
ラメータに与える影響が小さいことを感度解析により確認し てい る 。
（添 付資 料 2.5.6）

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（4／6）
解析条件の不確かさ

項目

条件 設定 の 考え 方

事故条件

解析条件

最確 条件

起因 事象

主蒸気隔離弁の誤閉止−

安全 機能 の喪失に対 する 仮定

原子炉停止機能
手動での原子炉スクラム
代替制御棒挿入機能
（ARI）

−

外部 電源

重大事故等対策に関連する機器条件

添付 2.5.4-7

外部電源あり−主蒸 気隔 離弁閉止

閉止時間：3 秒

閉止 時間 ：
3 秒〜4.5 秒（設 計値 ）ＡＴ ＷＳ 緩 和設備（代 替原 子 炉再循環系ポ ンプ ト リップ機
能）原子炉圧力高信号（7.39MPa[gage]）(遅れ時間：0.2 秒)

原子 炉圧 力 高信 号
（7.39MPa[gage]）(遅れ 時 間： 0.2 秒 )（設 計値 ）

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響−−

給復水系及び再循環系ポンプが一定期 間運 転 を継 続す るこ と で，原 子
炉出 力が 高 く維 持さ れる こ とか ら，
燃料 被覆 管 温度，格納 容 器圧 力及 び
サプ レッ シ ョン・プー ル 水温 度の 観
点で 厳し い 外部 電源 あり を 設定
原子 炉圧 力 の上 昇が 早く ，原 子炉 出力の観点で厳しい条件である保安規定の運転上の制限における下限
値を 設定

外 部 電 源 が な い 場 合 でも ， 非 常 用 母 線 は 非 常 用 デ ィ ーゼ
ル 発 電 機 等 か ら 自 動 的に 受 電 さ れ ， 高 圧 炉 心 ス プ レ イ系
等 の 電 源 は 確 保 さ れ るこ と か ら ， 運 転 員 等 操 作 時 間 に与える 影響 は ない 。

外部 電源 が ない 場合 には ，電動 駆動 給 水ポ ンプ 及び 再 循環
系ポ ンプ が 停止 する こと で ，原 子炉 出 力が 低め とな る ことから ，評 価項 目 とな るパ ラ メー タに 対 する 余裕 は大 き くなる。
（添 付資 料 2.5.7）

最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 印 加 反 応 度 が 小 さ く な る ことで ， 原 子 炉 出 力 の 上 昇が 緩 和 さ れ る が ， 事 象 進 展 に 与える 影 響 は 小 さ 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，印加反応度が小さくなること
で，原子 炉出 力 の上 昇が 緩 和さ れる こ と から ，評 価項 目 となる パラ メ ータ に対 する 余 裕は 大き く な る。

設計 値を 設 定

解 析 条 件 と 最 確 条 件 は同 等 で あ 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 等 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。

運転時の異常な過渡変化の中で原
子炉 圧力 の 上昇 が大 きく ，反 応度 の観点で厳しい主蒸気隔離弁の誤閉止を 設定
バックアップを含めた全ての制御
棒挿 入機 能 の喪 失を 設定

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（5／6）
解析条件の不確かさ

項

目
最確 条件

逃が し安 全弁

逃がし弁機能7.37MPa[gage]〜
7.65MPa[gage]354.6t／h（ 1 個当たり）〜367.6t／h（1 個当たり）

逃がし弁 機 能7.37MPa[gage]〜
7.65MPa[gage]354.6t／h（ 1 個当たり）〜367.6t／h（1 個当た
り）

高圧 炉心
スプ レイ系

ドライウェル圧力高（ 13.7kPa[gage] ） にて自動起動（遅れ時間：0 秒）
・注水流量：
145m ３ ／h〜1,506m ３／h
・注水圧力：
0MPa[dif]〜
8.30MPa[dif]ドライウェル圧力高（ 13.7kPa[gage] ） にて自動起 動（遅れ時 間 ：17 秒 ）・注水流 量 ：375 m ３ ／ h〜 1,419m
３／h 以上
・注水圧 力 ：0MPa[dif]〜
7.65MPa[dif]重大事故等対策に関連する機器条件

解析条件

添付 2.5.4-8

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

原子炉圧力が低めに維持される方 が ，原 子炉 圧力 に 依存 する
高圧炉心スプレイ系の注水流量が 大き く なり ，原 子 炉水 位が高め に維 持 され るこ とで ，原子
炉出力の観点で厳しい設定となる
原子炉注水開始タイミングが早く ，注 水 流量 が大 きい 方 が，
原子炉水位が高めに維持されるこ とで ，反応 度の 観 点で 厳しい設 定と な る。この た め，自動起動 遅れ 時 間を 0 秒 とし ，注水
流量はポンプ性能評価に基づく大 きめ の 流量 特性 を設 定

機器条件の高圧炉心スプレイ系は，原子炉水位が高めに維持され自然循環流量が大きくなることで，原子炉出力の観点で厳しい条件として，ポンプ性能評価に基づく大きめの流量を設定している。また，高圧炉心スプレイ系の注水流量は原子炉圧力に依存することから，機器条件の逃がし安全弁は，原子炉圧力が低めに維持されることで高圧炉心ス
プレイ系の注水流量が大きくなる条件として，逃がし弁機能を設定している。高圧炉心スプレイ系の注水流量を小さめとした場合，原子炉水位が低めとなり自然循環力が低下する こと で 炉心 流量 が低 下 する 。こ の た め，REDY コ ード では実験結果に基づき炉心流量依存の保守的なボロンミキシ
ング効率を設定していることと相まって中性子束の低下が遅くなり，サプレッション・プール水温度が最高となるタ
イミングが遅くなるが，炉心流量の低下に伴い中性子束も低めとなることから，サプレッション・プールの最高値は同等となり，中長期的なプラント挙動に与える影響は小さく，運転員等操作時間に与える影響は小さい。また，安全弁機能に期待した場合，主蒸気隔離弁閉止時の原子炉圧力の上昇が大きめとなるが，ドップラ効果や原子炉圧力上昇に伴う再循環系ポンプトリップの効果により中性子束の最高値は同等となり，事象初期のプラント挙動に与える影響が小 さく ， 運転 員等 操作 時 間に 与え る 影 響は 小さ い 。

機器 条件 の 高圧 炉心 スプ レ イ系 は ，原 子 炉水 位が 高 めに 維
持さ れ自 然 循環 流量 が大 き くな るこ と で ，原 子 炉出 力の 観
点で 厳し い 条件 とし て ，ポ ンプ 性 能評 価 に基 づく 大 きめ の流量 を設 定 して いる。 ま た，高 圧 炉心 ス プレ イ系 の 注水 流
量は 原子 炉 圧力 に依 存す る こと から ，機 器条 件の 逃 がし 安
全弁 は ，原 子炉 圧力 が 低め に維 持 され る こと で高 圧 炉心 ス
プレ イ系 の 注水 流量 が大 き くな る条 件 と して ，逃が し弁 機
能を 設定 し てい る。高 圧炉 心ス プ レイ 系 の注 水流 量 を小 さめと した 場 合，原子 炉 水位 が低 め とな り 自然 循環 力 が低 下する こと で 炉心 流量 が低 下 する 。こ のた め，REDY コ ー ドでは実験結果に基づき炉心流量依存の保守的なボロンミキ
シング効率を設定していることと相まって中性子束の低下が 遅く な り，サ プレ ッ ショ ン・ プー ル 水温 度が 最 高と なるタ イミ ン グが 遅く なる が ，炉 心 流量 の 低下 に伴 い 中性 子
束も 低め と なる こと から ，サ プレ ッ ショ ン・プ ー ルの 最高
値は 同等 と なり ，中 長 期的 なプ ラ ント 挙 動に 与え る 影響 は小さく，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。ま た， 安 全弁 機能 に 期待 した 場合 ， 主蒸 気隔 離 弁閉 止時の 原子 炉 圧力 の上 昇が 大 きめ とな る が ，ド ッ プラ 効果 や
原子炉圧力上昇に伴う再循環系ポンプトリップの効果により 中性 子 束の 最高 値は 同 等と なり ，事 象初 期の プ ラン ト
挙動 に与 え る影 響が 小さ く ，評 価 項目 と なる パラ メ ータ に与え る影 響 は小 さい 。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（6／6）
解析条件の不確かさ

項

目

重大事故等対策に関連する機器条件

添付 2.5.4-9

解析条件

最確 条件

原子 炉隔 離時
冷却 系

原子炉水位異常低下（レベル２）にて自動起動（遅れ時間：0 秒）
・注水流量：
136.7m ３ ／h
・注水圧力：
1.04MPa[gage]〜
7.86MPa[gage]

原子炉水位異常低下（レベル ２）に て自 動
起動
（遅れ時 間 ：30 秒 ）・注水流 量 ：136.7m ３ ／h
・注水圧 力 ：1.04MPa[gage]〜
7.86MPa[gage]

ほう 酸水 注入系

注入流量：163L／min
ほう酸水濃度：
13.4wt％

注入流量 ：
163L／min（ 設計 値 ）ほう酸水 濃 度：
13.4wt％ 以 上

熱交換器 1 基当たり
約 53MW（サプレッション・プ
ール水温度 100℃，海水温度 27.2℃において）熱交換器 1 基当 たり
約 53MW（サプレ ッ ショ ン・プ
ール水温 度 100℃ ，海水温度 27.2℃ にお いて）
（設計値 ）

残留 熱除 去系
（サ プレ ッ ション・プ
ール 冷却 系）

条件 設定 の 考え 方

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

注水 特性 は ，タ ービ ン 回転 数制
御により一定流量に制御されるこ とか ら ，設 計値 を設 定
原子炉注水開始タイミングが早い 方が ，原子 炉水 位 が高 めに維持 され る こと で，反 応度 の観点で 厳し い 設定 とな るた め ，自動起 動遅 れ 時間を 0 秒と 設 定

最確 条件 と した 場合 には ，印加 反応 度 が 小さ くな る こと で，
原子炉出力の上昇が緩和されるが，事象進展に与える影響
は小さいことから，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，印加反応度が小さくなることで，原 子 炉出 力の 上昇 が 緩和 され る こと から， 評 価項 目となる パラ メ ータ に与 える 影 響は 小さ い 。

注入 流量 は ，設 計値 を設 定
ほう酸水濃度は単位時間当たりに投入される負の反応度が小さくなるよう保安規定の運転上の制限における下限値を設定
設計 値を 設 定

最確条件とした場合には，負の反応度印加がおおむね早くなり，原子炉出力の低下が早くなることで格納容器への熱負荷が軽減し，格納容器圧力及びサプレッション・プール
水温度の上昇が緩和されるため，これらのパラメータを操
作開 始の 起 点と する 運転 員 等操 作の 開 始 は遅 くな る 。

最確 条件 と した 場合 には ，負の 反 応度 印 加が おお む ね早 く
なり ，原子 炉出 力の 低 下が 早く な るこ と で格 納容 器 への 熱
負荷 が軽 減 し，格納 容 器圧 力及 び 雰囲 気 温度 並び に サプ レ
ッシ ョン ・プ ール 水温 度 の上 昇が 緩 和さ れる こと か ら，評
価項 目と な るパ ラメ ータ に 対す る余 裕 は 大き くな る 。

解析条件は最確条件と同等であり，事象進展に影響はない
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 は 最確 条件 と同 等 であ り ，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。

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（1／3）

項

解析上の操作開始時間目

操作条件

添付 2.5.4-10

自動減圧系
等の作動阻
止操 作

事象発生から
4 分後

条件設定の
考え方

運転手順に基づき，原子炉停止機
能喪失の確認及
び自動減圧系等の作動阻止に要する時間を考慮して設定

操作 不確 か さ要 因

【認 知】
事故時には重要監視事項である原子炉スクラムの成否を最初に確認することから 認知 に 大幅 な遅 れが 生 じる こと は 考 えに くい 。さら に ，運転 員の 認 知を 助ける ため に 原子 炉自 動ス ク ラム 警報 が 発 信し，全 制御 棒全 挿 入ラ ンプ は 消灯 したま まと な る。こ の 事象 初期 の状 況 判断 に 余裕 時間 を 含め 3 分 を想 定し て いる。
また ，自動 減圧 系 等の タイ マ ーが 作動 し た場 合は ，タイ マ ー作 動を 知 らせ る警報が 発報 す る。以 上に より ，認 知遅 れが 操作 開始 時 間に 影響 を及 ぼ す可 能性 は
非常 に小 さ い。
【要 員配 置 】
中央 制御 室 での 操作 のみ で あり ，当 直運 転員 は中 央 制御 室に 常駐 し てい るこ とから ，操 作 開始 時間 に与 え る影 響は な い 。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 操 作 開始 時間 に 与え る影 響は な い。
【操 作所 要 時間 】
自動 減圧 系 の作 動阻 止操 作 とし て余 裕 時 間も 含め 1 分を 想定 して お り，自動 減
圧系 の作 動 阻止 操作 によ り ，過 渡時 自 動 減圧 系に つ いて も作 動が 阻 止さ れる 。
中央 制御 室 の制 御盤 のス イ ッチ によ る 簡 易な 操作 で あり，操 作所 要時 間 が長 くなる 可能 性 は非 常に 低く ，操 作 所要 時間 が操 作開 始 時間 に影 響を 及 ぼす 可能 性
は非 常に 小 さい 。
【他 の並 列 操作 有無 】
制御棒の手動挿入操作及び原子炉水位の低下維持操作を並行して実施する場
合が ある が，自動 減 圧系 の作 動 阻止 操作 はこ れら の 操作 に優 先し て 実施 する もので ある 。また ，複 数の 当直 運 転員 にて 優先 順位 に 基づ き分 担し て 操作 を実 施する こと と して いる こと か ら，他の 並列 操作 は操 作 開始 時間 に与 え る影 響は ない。
【操 作の 確 実さ 】
中央 制御 室 の制 御盤 のス イ ッチ によ る 簡 易な 操作 で あり，誤 操作 は起 こ りに く
いこ とか ら ，誤 操作 等が 操 作開 始時 間 に 影響 を及 ぼ す可 能性 は非 常 に小 さい 。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響

左記のとおり操作不確かさ要因により操
作開始時間に与える影響は小さいことから，実態 の 操作 開始 時
間は解析上の設定とほぼ 同等 と なる 。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

実態の操作開始時間
は解析上の設定とほぼ同等であることから，評価 項目 に 与え る
影響 はな い 。

解析 上，ド ライ ウェ ル
圧 力 高 （ 13.7kPa[gage ） 及 び 原 子 炉 水位異常低下（レベル１）設定 点 に到 達し 自動減圧系タイマーが作動するのは事象発
生 の 約 230 秒 後 で あり，この 120 秒 後に 逃がし 安全 弁（自 動減 圧機能）が自動開放する。
仮に操作が遅れ自動
減圧系が作動した場
合で も，原 子炉 圧力 が低圧炉心スプレイ系の注水開始圧力に低下するまでに操作を実施 する こ とで ，原 子
炉水位上昇による正の反応度印加は防止でき る。ま た，逃が し安全弁（自動減圧機能） 7 個 に て原 子炉 減圧をする場合について，同じ 操 作を 実施 し
てい る「 2.1 高 圧・ 低
圧注 水機 能 喪失 」を 参
照す ると ，減圧 開始 から約 160 秒 で原 子炉 圧
力が 約 2MPa ま で低 下して いる 。
以上 より ，合計 で事 象
発生 から 約 510 秒程 度の時間余裕が確保されて いる 。

中央制御室における操作のため，シミュレータ（模擬操作含む。）にて訓練実績を取得。
解析上においては，起因事象の主蒸気隔離弁の誤閉止から原子炉停止
機能喪失の認知及び自動減圧系等の作動阻止操作まで
4 分としていると
ころ，訓練実績は
約 2 分。 想 定の 範
囲内で意図している運転操作が実施可能であることを確認 した 。

操作条件

添付 2.5.4-11

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（2／3）

項

解析上の操作開始時間

条件設定の考え方

操作 不確 か さ要 因

事象発生から
6 分後

運転手順に基づき，原子炉停止機
能喪失を確認し，
自動減圧系等の作動阻止操作を実施した後にサ
プレッション・プ
ー ル 水 温 度 が
49 ℃ に 近 接 し た場合に実施する。
有効性評価解析では約 1.4 分でサ
プレッション・プ
ー ル 水 温 度 が
49 ℃ に 到 達 す る
ため，自動減圧系等の作動阻止操作完了後に操作に要する時間を考慮して設定【認 知】
自動 減圧 系 等の 作動 阻止 操 作の 完了 後 に 一連 の操 作 とし て実 施す る ため ，認 知に大 幅な 遅 れが 生じ るこ と は考 えに く い 。さら に ，当 直運 転 員の 認知 を 助け る
ため に，サプ レッ ショ ン・プー ル 水温 度 上昇 に伴 い 複数 の警 報が 発 報す る。以上に より ， 認知 遅れ が操 作 開始 時間 に 影 響を 及ぼ す 可能 性は 非常 に 小さ い。
【要 員配 置 】
中央 制御 室 での 操作 のみ で あり ，当 直運 転員 は中 央 制御 室に 常駐 し てい るこ とから ，操 作 開始 時間 に与 え る影 響は な い 。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 操 作 開始 時間 に 与え る影 響は な い。
【操 作所 要 時間 】
ほう 酸水 注 入系 の起 動操 作 とし て余 裕 時 間も 含め 2 分を 設定 して い る。中央 制
御室 の制 御 盤の スイ ッチ に よる 簡易 な 操 作で あり ，操 作所 要 時間 が長 く なる 可能性 は非 常 に低 く，操作 所要 時 間が 操作 開始 時間 に 影響 を及 ぼす 可 能性 は非 常に小 さい 。
【他 の並 列 操作 有無 】
制御棒の手動挿入操作及び原子炉水位の低下維持操作を並行して実施する場
合が ある が，ほう 酸 水注 入系 の 起動 操作 はこ れら の 操作 に優 先し て 実施 する もので ある 。また ，複 数の 当直 運 転員 にて 優先 順位 に 基づ き分 担し て 操作 を実 施する こと と して いる こと か ら，他の 並列 操作 は操 作 開始 時間 に与 え る影 響は ない。
【操 作の 確 実さ 】
中央 制御 室 の制 御盤 のス イ ッチ によ る 簡 易な 操作 で あり，誤 操作 は起 こ りに く
いこ とか ら ，誤 操作 等が 操 作開 始時 間 に 影響 を及 ぼ す可 能性 は非 常 に小 さい 。

目

ほう酸水注
入系の起動
操作

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響

左記のとおり操作不確かさ要因により操
作開始時間に与える影響は小さいことから，実態 の 操作 開始 時
間は解析上の設定とほぼ 同等 で ある 。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

実態の操作開始時間
は解析上の設定とほぼ同等であることから，評価 項目 に 与え る
影響 はな い 。

ほう酸水注入系の起動操 作が 遅 れた 場合 ，未臨界達成タイミン
グが 遅れ る こと で，サプレ ッシ ョ ン・プー ル
水温度の上昇が大きくな る。本 重要 事故 シーケンスにおけるサ
プレ ッシ ョ ン・プー ルの最高水温は，約
115 ℃ で あ り ， ほ う 酸
水の炉心部への注入が開始される事象発
生の 570 秒 後に おけ る
水温 上昇 率 は 2℃／ 分
程度 であ る こと から ，200℃ に 対 し て 十 分 な
操作時間余裕を有してい る。
（添 付資 料 2.5.8）

中央制御室における操作のため，シミュレータ（模擬操作含む。）にて訓練実績を取得。
解析上においては，起因事象の主蒸気隔離弁の誤閉止から原子炉停止
機能喪失の認知，
自動減圧系等の作
動阻止操作及びほう酸水注入系の起
動操 作ま で 6 分 としているところ，訓練 実績 は 約 3 分。
想定の範囲内で意図している運転操作が実施可能であることを確認し
た。

操
作
条
件

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（3／3）

項

解析上の操作開始時間目

添付 2.5.4-12

残 留熱 除 去系（ サプ レ ッショ ン・ プ ール
冷 却系 ） による 格納 容 器除熱事象発生から
17 分後

条件設定の
考え方

操作 不確 か さ要 因

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱
は，サプレッション・プール水温度
が 32 ℃ 以 上 と なった場合に実施
するが，有効性評
価解析では初期条件としてサプ
レッション・プール 水 温 度 を 32 ℃に設定している。
このため，事象初期の状況判断後に操作に要する
時間を考慮して設定【認 知】
原子 炉停 止 機能 喪失 時に は 重要 監視 パ ラ メー タと な るサ プレ ッシ ョ ン・プー ル
水温度を継続監視しているため，認知に大幅な遅れが生じることは考えにくい。さ ら に，当 直運 転 員の 認知 を 助け る ため にサ プ レッ ショ ン・プー ル水 温 度
上昇 によ る 複数 の警 報が 発 信す る 。以 上 によ り ，認 知遅 れ が操 作開 始 時間 に影響を 及ぼ す 可能 性は 非常 に 小さ い。
【要 員配 置 】
中央 制御 室 での 操作 のみ で あり ，当 直運 転員 は中 央 制御 室に 常駐 し てい るこ とから ，操 作 開始 時間 に与 え る影 響は な い 。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 操 作 開始 時間 に 与え る影 響は な い。
【操 作所 要 時間 】
残留 熱除 去 系（サ プレ ッ ショ ン・プー ル 冷却 系）によ る格 納容 器 除熱 とし て 余
裕時 間も 含め 6 分を 設定 し てい る。中央 制御 室の 制 御盤 のス イッ チ によ る簡 易な操 作で あ り，操 作所 要時 間 が長 くな る 可能 性は 非 常に 低く ，操作 所 要時 間が操作 開始 時 間に 影響 を及 ぼ す可 能性 は 非 常に 小さ い 。
【他 の並 列 操作 有無 】
制御棒の手動挿入操作及び原子炉水位の低下維持操作を並行して実施する場
合が ある が，残留 熱 除去 系（ サプ レッ シ ョン・プ ール 冷却 系）によ る 格納 容器
除熱 はこ れ らの 操作 に優 先 して 実施 す る もの であ る 。ま た ，複数 の当 直 運転 員
にて 優先 順 位に 基づ き分 担 して 操作 を 実 施す るこ と とし てい るこ と から ，他 の並列 操作 は 操作 開始 時間 に 与え る影 響 は ない 。
【操 作の 確 実さ 】
中央 制御 室 の制 御盤 のス イ ッチ によ る 簡 易な 操作 で あり，誤 操作 は起 こ りに く
いこ とか ら ，誤 操作 等が 操 作開 始時 間 に 影響 を及 ぼ す可 能性 は非 常 に小 さい 。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響

左記のとおり操作不確かさ要因により操
作開始時間に与える影響は小さいことから，実態 の 操作 開始 時
間は解析上の設定とほぼ 同等 で ある 。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

実態の操作開始時間
は解析上の設定とほぼ同等であることから，評価 項目 に 与え る
影響 はな い 。

残留 熱除 去 系（ サプ レ
ッシ ョン・プー ル冷 却系）によ る 格納 容器 除熱が 遅れ た 場合 ，サ プ
レッ ショ ン・プ ール 水
温度の上昇が大きくなる 。本 重 要事 故シ ー
ケンスにおけるサプ
レッ ショ ン・プ ール の
最高 水温 は 約 115℃ であり ，格 納 容器 除熱 を開始する事象発生の17 分 後 に お け る 水 温
上昇 率 は 2℃／ 分程 度
であることから，200℃ に 対 し て 十 分 な
操作時間余裕を有してい る。

中央制御室における操作のため，シミュレータ（模擬操作含む。）にて訓練実績を取得。
訓練では，残留熱除去系（サプレッション・プール冷
却系）による格納容器除熱の時間は
約 6 分 。想 定し ている範囲内で意図している運転操作が実施可能である
こと を確 認 した 。

添付資料 2.5.5
リウェットを考慮しない場合の燃料被覆管温度への影響

1.

リウェットの考慮と燃料被覆管温度への影響
原子炉停止機能喪失の有効性評価においては，主蒸気隔離弁閉止による原子炉圧力の上昇や，給水加熱喪失に伴う炉心入口サブクー
ル度上昇による反応度印加に伴い原子炉出力が上昇し，燃料被覆管
表面で沸騰遷移（ドライアウト）が発生することで燃料被覆管温度が上昇する。ドライアウトの発生により上昇した燃料被覆管温度は
再 び 水 に 覆 わ れ た 状 態 と な る（ リ ウ ェ ッ ト ）こ と で 急 減 に 低 下 す る 。
よって，燃料被覆管の最高温度は，このリウェットを判定するモデルの影響を大きく受けることとなる。
原子炉停止機能喪失の有効性評価では，リウェット判定に「ＢＷ
Ｒ に お け る 過 渡 的 な 沸 騰 遷 移 後 の 燃 料 健 全 性 評 価 基 準 :2003 」（ 2003
年 6 月，日本原子力学会）における相関式２を用いている。相関式２によるリウェット判定は燃料被覆管温度に依存し，解析コードは燃料被覆管温度を高めに評価することから，相関式２によるリウェ
ット判定時刻も遅くなる傾向となり，燃料被覆管温度評価の観点では保守的な評価となる。一方で，相関式２によるリウェット時刻の予測が及ぼす影響を確認しておくことは重要と考えられることから，
ここではリウェットを考慮しない条件での燃料被覆管温度を評価し，その最高温度を確認した。

2.

評価条件
リウェットを考慮しないものとし，その他の条件については，有効 性 評 価 の 解 析 ケ ー ス （ 以 下 「 ベ ー ス ケ ー ス 」 と い う 。） と 同 じ で あ
添付 2.5.5-1

る。

3.

評価結果
リウェットを考慮しない場合の燃料被覆管温度の評価結果を第 1

図にベースケースの評価結果を第 2 図に示す。また，リウェットを考慮しない場合とベースケースとを比較した評価結果を第 1 表に，
燃料被覆管最高温度発生位置における燃料被覆管温度及び燃料被覆
管表面熱流束のベースケースとリウェットを考慮しない場合の比較
を第 3 図及び第 4 図に示す。
リウェットを考慮しない場合，燃料被覆管表面でドライアウトが発生した後，燃料被覆管温度はリウェットによる低下がなく高い状態を継続する。その後，復水器ホットウェルの水位低下による給水系の停止に伴い原子炉水位が低下し，原子炉出力が抑制されること
で燃料被覆管温度は低下傾向となる。
燃料被覆管の最高温度及び酸化量は，リウェットを考慮しないことによってベースケースに比べて高い値となるが，評価項目である
1,200℃ 及 び 酸 化 反 応 が 著 し く な る 前 の 被 覆 管 厚 さ の 15％ を 下 回 る 。
以上の結果より，リウェットを考慮しない場合について，原子炉停止機能喪失の重大事故等防止対策の有効性を評価しても評価項目を満足することを確認した。よって，リウェットモデルの精度に係らず，事故シーケンスグループ「原子炉停止機能喪失」において評価項目を満足することを確認した。

添付 2.5.5-2

第 1表

リウェット考慮の有無による評価項目パラメータへの影響

項目

感度解析
(リウェット考慮無)

ベースケース(相関式２)

評価項目

燃料被覆管最高温度

約 1,060℃

約 872℃

1,200℃以下

燃料被覆管の酸化量

約 2％以下

1％以下

酸化反応が著しくなる前の被覆管厚さの 15％以下

添付 2.5.5-3

1 . 燃 料 被 覆 管 温 度 （ 第 1 ス ペ ー サ ）（ ℃ ）2 . 燃 料 被 覆 管 温 度 （ 第 2 ス ペ ー サ ）（ ℃ ）3 . 燃 料 被 覆 管 温 度 （ 第 3 ス ペ ー サ ）（ ℃ ）4 . 燃 料 被 覆 管 温 度 （ 第 4 ス ペ ー サ ）（ ℃ ）燃料被覆管温度(℃ )事 故 後 の 時 間 (s)第 1図

燃料被覆管温度の推移（リウェットを考慮しない場合）

1 . 燃 料 被 覆 管 温 度 （ 第 1 ス ペ ー サ ）（ ℃ ）2 . 燃 料 被 覆 管 温 度 （ 第 2 ス ペ ー サ ）（ ℃ ）3 . 燃 料 被 覆 管 温 度 （ 第 3 ス ペ ー サ ）（ ℃ ）4 . 燃 料 被 覆 管 温 度 （ 第 4 ス ペ ー サ ）（ ℃ ）燃料被覆管温度(℃ )事 故 後 の 時 間 (s)第 2図

燃 料 被 覆 管 温 度 の 推 移 （ ベ ー ス ケ ー ス （ 相 関 式 ２ ））添付 2.5.5-4

感度解析 では 相関式 ２によ るリ ウェット
判定をし ない ため膜 沸騰状 態が 継続して
い る が ，燃 料 集 合 体 内 の 流 量 等 の 変 動 に 伴い燃料被覆管温度が低下する。

事 故 後 の 時 間 (s)第 3図

燃料被覆管最高温度発生位置における燃料被覆管温度のベー
スケースとリウェットを考慮しない場合の比較
3000
1.
2.

熱流束

熱流束（kW/m２）

ベースケース（第4スペーサ）
リウェットなし感度解析（第4スペーサ）

2000( kW ／ m ２ )

1

1000

2

2

1
0
0

100

200

300

事 故 後 の 時 間 (s)第 4図

燃料被覆管最高温度発生位置における燃料被覆管表面熱流束のベースケースとリウェットを考慮しない場合の比較
添付 2.5.5-5

添付資料 2.5.6
原子炉への注水に使用する水源とその水温の影響

1.

はじめに
今回の有効性評価では，高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の水源はサプレッション・プールとしている。
一方，高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の水源としては，復水貯蔵タンクに切り替えることも可能であり，復水貯蔵タン
ク の 水 温 は サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル 水 温 度 と 比 較 し て 低 い こ と か ら ，
反応度の観点では厳しい条件となる。
このため，原子炉注水に用いる水源温度の影響を確認するため，
高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の水源を復水貯蔵タン
ク と し ， か つ ， 水 温 を 復 水 貯 蔵 タ ン ク 水 温 低 警 報 設 定 点 で あ る 10℃と し た 場 合 の 感 度 解 析 を 実 施 し ，事 象 進 展 に 与 え る 影 響 を 確 認 し た 。

2.

評価条件
高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の水源を復水貯蔵タ

ン ク と し ， 復 水 貯 蔵 タ ン ク の 水 温 を 10℃ と す る 。 そ の 他 の 条 件 は ベースケースの解析条件と同様とする。

3.

評価結果
評価結果を第 1 図から第 7 図に示す。また，評価結果のまとめを

第 1 表に示す。炉心に注入する水の温度が低くなるため，ベースケ
ースに比べて炉心入口のサブクールが高くなり，出力が高めに推移する。
ベースケースに比べて出力が高めに推移するため，サプレッショ
添付 2.5.6-1

ン・プールへの蒸気の流入量が多くなるが，外部水源である復水貯蔵タンクによる注水を実施することから，サプレッション・プール
水量が大きくなる。このため，サプレッション・プール水温度の上昇は抑制されるものと考えるが，ベースケースの場合との差は僅か
である。

4.

まとめ
原子炉注水に用いる水源温度の影響を確認するため，高圧炉心ス

プレイ系及び原子炉隔離時冷却系の水源を復水貯蔵タンク，水温を10 ℃ と し た 場 合 に つ い て 評 価 し た 結 果 ， 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タの最高値はベースケースとほぼ同じであり，評価項目を満足することを確認した。

第 1表

水源及び水温の差異による評価項目への影響

評価項目

感度解析
(復水貯蔵タンク
水温 10℃)

ベースケース(サプレッション・
プール)

評価項目

燃料被覆管最高温度

約 872℃

約 872℃

1,200℃以下

燃料被覆管の酸化量

1％以下

1％以下

原子炉冷却材バウン
ダリにかかる圧力

約 8.42MPa[gage]

約 8.42MPa[gage]

約 0.18MPa[gage]

約 0.20MPa[gage]

0.62MPa[gage]を下回る

約 110℃

約 115℃

200℃を下回る

格納容器バウンダリにかかる圧力格納容器バウンダリの温度

添付 2.5.6-2

酸化反応が著しくなる前の被覆管厚さの 15％以下
10.34MPa[gage]（最高使用圧力の 1.2 倍）
を下回る

1400
1. 第 1 ピ ー ク （ 第 4 ス ペ ー サ ）2 . 1.
第 2 ピーク（第 3 スペーサ）
第1ピーク(14ノード)

燃料被覆管温度

1200

2.

燃
料

1000
1

被
覆

管)
(℃

第2ピーク(17ノード)

800

2

2
1

600

温

2

度

400

（℃）

200

0
0

100

200

300

事 故 後 の 時 間 (s)第 1図

燃料被覆管温度（燃料被覆管最高温度発生位置）の推移（短期）

燃料被覆管温度

1.
2.
3.
4.

燃 料 被 覆 管 温 度 （ 第 1 ス ペ ー サ ）（ ℃ ）燃 料 被 覆 管 温 度 （ 第 2 ス ペ ー サ ）（ ℃ ）燃 料 被 覆 管 温 度 （ 第 3 ス ペ ー サ ）（ ℃ ）燃 料 被 覆 管 温 度 （ 第 4 ス ペ ー サ ）（ ℃ ）(℃ )事 故 後 の 時 間 (s)第 2図

燃料被覆管温度（沸騰遷移発生位置）の推移（短期）添付 2.5.6-3

1. 中 性 子 束 （ ％ ）2. 平 均 表 面 熱 流 束 （ ％ ）3. 炉 心 流 量 （ ％ ）事 故 後 の 時 間 (m)第 3図

中性子束，平均表面熱流束及び炉心流量の推移（長期）1. 原 子 炉 蒸 気 流 量 （ ％ ）2. 給 水 流 量 （ ％ ）事 故 後 の 時 間 (m)

第 4図

原子炉蒸気流量及び給水流量の推移（長期）添付 2.5.6-4

1 . 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 流 量（ ％ ）2. 高 圧 炉 心 ス プ レ イ 系 流 量（ ％ ）100％ は 定 格 給 水 流 量（ 6,420t／ h）を 示 す

事 故 後 の 時 間 (m)

第 5図

原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の流量の推移（長期）
1. 原 子 炉 圧 力 変 化 （ ×0.01MPa）
2 .原 子 炉 水 位 （ シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 ） 変 化 （ ×5cm）

事 故 後 の 時 間 (m)

第 6図

原子炉圧力及び原子炉水位（シュラウド外水位）の推移（長期）
添付 2.5.6-5

1. サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 度 （ ℃ ）2. 格 納 容 器 圧 力 （ ×0.005MPa[gage]）

事 故 後 の 時 間 (m)第 7図

サプレッション・プール水温度及び格納容器圧力の推移（長期）

添付 2.5.6-6

添付資料 2.5.7
外部電源の有無による評価結果への影響

1.

はじめに
今回の有効性評価では，外部電源は喪失しない条件としており，給水系や再循環系ポンプはインターロックにより停止するまで運転を継続する。ここでは，外部電源が喪失した場合を仮定し，外部電源の有無が評価結果に与える影響を確認した。

2.

評価条件
外部電源はないものとする。その他の条件はベースケース解析と同様とする。

3.

評価結果
評 価 結 果 を 第 1 図 か ら 第 14 図 に 示 す 。ま た ，評 価 結 果 の ま と め を

第 1 表に示す。
事象発生と同時に外部電源が喪失するため，再循環系ポンプが停止し，原子炉出力の上昇が抑制されることで，事象初期の燃料被覆
管温度の上昇はベースケースに比べて低めとなる。同様に，サプレッション・プールへ放出される蒸気量も少なくなることにより，サプレッション・プール水温度及び格納容器圧力の最高値はベースケースと比べて低くなる。
また，外部電源喪失により給復水系が停止し，原子炉水位が低下することから，ベースケースで見られた給水加熱喪失による原子炉
出力の上昇は発生しない。

添付 2.5.7-1

4.

まとめ
外部電源が無い場合の感度解析を実施し，評価項目となるパラメータに対する余裕が大きくなることを確認した。
また，外部電源が有ることにより使用可能となる給復水系及び再循環系ポンプについては，一定期間これらの運転が継続する方が事
象進展は厳しくなることから，重大事故等対処設備として位置付ける必要はない。

第 1表

外部電源の有無による評価項目パラメータへの影響

燃料被覆管最高温度（℃）

感度解析(外部電源無)約 699

ベースケース(外部電源有)約 872

燃料被覆管の酸化量（％）

1％以下

1％以下

原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力（MPa[gage]）

約 8.20

約 8.42

約 0.14

約 0.200.62MPa[gage]を下回る

約 103

約 115

200℃を下回る項目

原子炉格納容器バウンダリにかかる圧力(MPa[gage])
原子炉格納容器バウンダリの温度(サプレッション・プール水温(℃))

添付 2.5.7-2

判断基準
1,200℃以下
酸化反応が著しくなる
前の被覆管厚さの15％以下10.34MPa[gage]（最高圧力の 1.2 倍）を下回る

1.中 性 子 束 （ ％ ）2.平 均 表 面 熱 流 束 （ ％ ）3.炉 心 流 量 （ ％ ）事 故 後 の 時 間 (s)第 1図

中性子束，平均表面熱流束及び炉心流量の推移（短期）

1.原 子 炉 蒸 気 流 量 （ ％ ）2.給 水 流 量 （ ％ ）事 故 後 の 時 間 (s)第 2図

原子炉蒸気流量及び給水流量の推移（短期）添付 2.5.7-3

1 . 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 流 量（ ％ ）2. 高 圧 炉 心 ス プ レ イ 系 流 量（ ％ ）100％ は 定 格 給 水 流 量（ 6,420t／ h）を 示 す

事 故 後 の 時 間 (s)第 3図

原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の流量の推移（短期）
1.原 子 炉 圧 力 変 化 （ ×0.01MPa）
2.原 子 炉 水 位 （ シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 ） 変 化 （ ×5cm）
3.逃 が し 安 全 弁 流 量 （ ％ ）事 故 後 の 時 間 (s)

第 4図

原子炉圧力，原子炉水位（シュラウド外水位）及び逃がし安全弁流量の推移（短期）添付 2.5.7-4

1.炉 心 平 均 ボ イ ド 率 （ ％ ）事 故 後 の 時 間 (s)

第 5図

炉心平均ボイド率の推移（短期）添付 2.5.7-5

1400

1200
燃料被覆管温度

燃
料

1000

被
覆

800

管
(℃ )
温

600

度

400

（℃）

200

0
0

100

200

300

事 故 後 の 時 間 (s)事 故 後 の 時 間（ｓ）

第 6図

燃料被覆管温度（燃料被覆管最高温度発生位置）の推移（短期）

燃料被覆管温度

1 . 燃 料 被 覆 管 温 度 （ 第 1 ス ペ ー サ ）（ ℃ ）2 . 燃 料 被 覆 管 温 度 （ 第 2 ス ペ ー サ ）（ ℃ ）3 . 燃 料 被 覆 管 温 度 （ 第 3 ス ペ ー サ ）（ ℃ ）4 . 燃 料 被 覆 管 温 度 （ 第 4 ス ペ ー サ ）（ ℃ ）(℃ )事 故 後 の 時 間 (s)第 7図

燃料被覆管温度（燃料被覆管最高温度発生位置）の推移

添付 2.5.7-6

1.中 性 子 束 （ ％ ）事 故 後 の 時 間 (m)第 8図

中性子束の推移（長期）1.炉 心 流 量 （ ％ ）事 故 後 の 時 間 (m)第 9図

炉心流量の推移

添付 2.5.7-7

1.平 均 表 面 熱 流 束 （ ％ ）2.給 水 流 量 （ ％ ）事 故 後 の 時 間 (m)

第 10 図

給水流量及び平均表面熱流束の推移（長期）1 . 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 流 量（ ％ ）2. 高 圧 炉 心 ス プ レ イ 系 流 量（ ％ ）100％ は 定 格 給 水 流 量（ 6,420t／ h）を 示 す

事 故 後 の 時 間 (m)

第 11 図原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の流量の推移（長期）
添付 2.5.7-8

1.原 子 炉 圧 力 変 化 （ ×0.01MPa）
2.原 子 炉 水 位 （ シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 ） 変 化 （ ×5cm）

事 故 後 の 時 間 (m)

第 12 図原子炉圧力及び原子炉水位（シュラウド外水位）の推移（長期）

1.原 子 炉 水 位 （ シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 ） 変 化 （ ×5cm）

第 13 図原子炉水位（シュラウド外水位）の推移（長期）添付 2.5.7-9

1.サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 度 （ ℃ ）2 . 格 納 容 器 圧 力 （ × 0 . 0 0 5 M P a ［ g a g e ］）

事 故 後 の 時 間 (m)

第 14 図サプレッション・プール水温度及び格納容器圧力の推移（長期）

添付 2.5.7-10

添付資料 2.5.8
ほう酸水注入系を手動起動としていることについての整理1.

ほう酸水注入系を手動起動としている意図について
原子炉停止機能喪失時の操作は，「 非 常 時 運 転 手 順 書（ 徴 候 ベ ー ス ）」に規定されており，原子炉停止機能喪失，自動減圧系等の作動阻止
及びＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環系ポンプトリップ機能）
作 動 の 確 認 後 に ① ほ う 酸 水 注 入 系 （ 以 下 「 Ｓ Ｌ Ｃ 」 と い う 。） の 起 動
操作，②原子炉水位の低下操作及び③制御棒の手動挿入操作の優先順位で反応度を抑制する。また，操作を同時に実施できない場合は上記の優先順位に従い実施することが規定されており，このうちＳＬＣ起動操作は最優先で実施する操作である。ＳＬＣ起動操作は，訓練により事象発生から約 3 分程度で起動操作が可能であることを確認しており，大きな操作遅れを伴うことはないと考えられる。
ＳＬＣは炉心にほう酸水を注入することにより反応度を抑制する系統である。このため，起動時には炉水中の不純物をフィルタデミ
ネライザにより除去する原子炉冷却材浄化系は自動で隔離される。
仮にＳＬＣ起動時に原子炉冷却材浄化系が自動隔離されない場合，
フィルタデミネライザにより炉心部のほう酸が希釈され，反応度抑制に支障をきたす恐れがある。このため，運転手順において，ＳＬ
Ｃ起動時は原子炉冷却材浄化系の自動隔離を確認し，自動隔離に失敗している場合には手動隔離を実施することを重要操作としている。
以上により，ＳＬＣの起動操作は関連する設備やパラメータの状態を認識しつつ確実に実施することが最適であると考え，運転員の判断による手動起動としている。

添付 2.5.8-1

2.

ＳＬＣ自動起動により期待される効果について
Ｓ Ｌ Ｃ に よ る 反 応 度 抑 制 効 果 は 第 1 図 に 示 す と お り ， 30 分 程 度 の時間遅れを伴う非常に緩やかなものであり，事象初期の急激な出力変動に対応できるものではない。このことを踏まえると，仮に自動起動とした場合でも，手動起動の場合とでその効果に大きな違いは無いと考えられる。
また，ＳＬＣを自動起動とすることで，原子炉出力の低下が早まり，サプレッション・プールへの蒸気の流入量が低減し，サプレッ
シ ョ ン・プ ー ル 水 温 度 の 上 昇 が 抑 制 さ れ る こ と が 考 え ら れ る が ，第 2
図に示すとおり有効性評価におけるサプレッション・プール水温度の 最 高 値 は 115℃ で あ り ，ほ う 酸 水 の 炉 心 部 へ の 注 入 が 開 始 さ れ る 事
象 発 生 570 秒 後 の 水 温 上 昇 率 は 2℃ ／ 分 程 度 で あ る こ と か ら ，仮 に Ｓ
Ｌ Ｃ 起 動 操 作 が 10 分 程 度 遅 れ た 場 合 で も 評 価 項 目 で あ る 200℃ に 対して十分な余裕があり，手動起動による多少の操作の時間遅れは問題とならない。
以上により，ＳＬＣについては，自動起動とした場合でも，その効果に大きな違いは表れず，手動起動であっても自動起動とした場合とほぼ同等の効果が得られるものと考えられる。

3.

【参考】ＳＬＣ自動起動に関する海外の状況
ＳＬＣの自動起動は米国の一部のプラントにおいて採用されている。米国ＡＢＷＲのＤｅｓｉｇｎ Ｃｏｎｔｒｏｌ Ｄｏｃｕｍｅｎｔによると，以下の条件での自動起動インターロックが設定されている。
・「 原 子 炉 圧 力 高 」 + 「 Ｓ Ｒ Ｎ Ｍ が ダ ウ ン ス ケ ー ル 設 定 値 を 下 回 っ添付 2.5.8-2

ていないこと」のＡＮＤ条件成立から 3 分
・「 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル ２ ）」 +「 Ｓ Ｒ Ｎ Ｍ が ダ ウ ン ス ケ ー ル 設 定
値を下回っていないこと」のＡＮＤ条件成立から 3 分
・「 手 動 Ａ Ｒ Ｉ ／ Ｆ Ｍ Ｃ Ｒ Ｄ ｒ ｕ ｎ − ｉ ｎ 信 号 」 +「 Ｓ Ｒ Ｎ Ｍ が ダ
ウンスケール設定値を下回っていないこと」のＡＮＤ条件成立
から 3 分
上記のとおり，ＳＬＣの自動起動には 3 分の運転員の確認時間が含まれており，運転員による確認に期待したインターロックであることを考慮すると，運転員の対応としては手動起動と大きな違いはないものと考える。なお，米国においてもＳＬＣの自動起動を採用しているのは一部のプラントに留まっている。

4.

結

論

ＳＬＣの起動操作は，関連する設備やパラメータの状態を認識しつつ確実に実施することが最適であると考えられ，また，手動起動の場合でも自動起動と同等の効果が得られると考えられることから，
現状は手動起動としている。

添付 2.5.8-3

1. 中 性 子 束 （ ％ ）2. 炉 心 流 量 （ ％ ）約 10 分
ほう酸水の炉心への注入開始

約 40 分
原子炉水位低下維持操作開始

中性子束の緩やかな低下

事 故 後 の 時 間 (s)第 1図

ＳＬＣによる原子炉出力の抑制効果

1. サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 度 （ ℃ ）2. サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 圧 力 （ ×0.005MPa[gage]）

サプレッション・プール
水温度最高値(115℃ )

ほう酸水の炉心への注入開始

サプレッション・プール水温度上昇率
約 2℃ ／ 分

事 故 後 の 時 間 (s)第 2図

ＳＬＣによるサプレッション・プール水温度の抑制効果

添付 2.5.8-4

添付資料 2.5.9
7 日間における燃料の対応について（原子炉停止機能喪失）

保守的に全ての設備が，事象発生直後から 7 日間燃料を消費するものとして
評価する。
時系列

合計

判定

7 日間の
軽油消費量
約 755.5kL

軽油貯蔵タ
ンクの容量
は 約 800kL
であり，７日
間対応可能

7 日間の
軽油消費量
約 70.0kL

緊急時対策
所用発電機
燃料油貯蔵
タンクの容
量 は 約 75kL
であり，7 日間の対応可能

非常用ディーゼル発電機 2 台起動 ※１（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
1,440.4L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×2 台（運転台数）＝約 484.0kL
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機 1 台起動 ※２（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
775.6L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×1 台（運転台数）＝約 130.3kL
常設代替高圧電源装置 2 台起動 ※３（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
420.0L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×2 台（運転台数）＝約 141.2kL

緊急時対策所用発電機 1 台起動（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
411L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×1 台（運転台数）＝約 70.0kL※1

事故収束に必要なディーゼル発電機は非常用ディーゼル発電機 1 台であるが，保守的にディーゼル発電機 2 台の起動を仮定した。
※2 事故収束に必要ではないが，保守的に起動を仮定した。
※3 緊急用母線の電源を，常設代替高圧電源装置 2 台で確保することを仮定した。

添付 2.5.9-1

添付資料 2.5.10
常設代替交流電源設備の負荷（原子炉停止機能喪失）

主要負荷リスト
起動順序【電源設備：常設代替高圧電源装置】
負荷容量
(kW)

主要機器名称緊急用母線自動起動負荷
・緊急用直流125V充電器
・その他必要な負荷
常設低圧代替注水系ポンプ
緊急用海水ポンプ
その他必要な負荷
代替燃料プール冷却系ポンプ

①
②
③
④

約 120
約 84
約190
約510
約4
約30

負荷起動時の最
大負荷容量(kW)

定常時の連続最
大負荷容量
(kW)

約 252

約 204

約 689

約 394

約1,376約908

約1,017約938

負荷 容量(kW)

7,000

6,000

5,000

4,000

3,000

常設 代替 高 圧電 源 装置 2台 の最 大 容量 2,760kW ※ １
常設 代替 高 圧電 源 装置 2台 の連 続 定格 容 量 2,208kW ※ ２

2,000

③

最大 負荷 容 量
約1,376kW

④

1,000

②
①

0

▲

1

24

常設代替高圧電源装置 2 台
起動
常設 代替 高 圧電 源 装置 の負 荷 積算 イ メー ジ
※1※2

常 設代替高圧電源装置定格出力運転時の容量（1,380kW×運 転台 数 ＝最 大 容量 ）常 設代替高圧電源装置定格出力運転時の 80％の容 量 （1,380kW×0.8×運 転台 数＝ 連続 定 格容 量 ）添付 2.5.10-1

経過 時間 (h)2.6

ＬＯＣＡ時注水機能喪失

2.6.1

事故シーケンスグループの特徴，炉心損傷防止対策(1)

事故シーケンスグループ内の事故シーケンス
事故シーケンスグループ「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」に含まれる事故シーケンスとしては，「1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すと

おり，①「中小破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」及
び②「中小破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗」である。
なお，大破断ＬＯＣＡのように破断規模が一定の大きさを超える場合は，国内外の先進的な対策を考慮しても炉心損傷防止対策を有効に実施することができないため，格納容器破損防止対策を講じて，その有効性を確認する。

(2)

事故シーケンスグループの特徴及び炉心損傷防止対策の基本的考え方
事故シーケンスグループ「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」は，原子炉の出力運転中に原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する配管に中小破断ＬＯＣＡが発生した後，高圧注水機能及び低圧注水機能が喪失することで原子炉へ注水する機能が喪失することを想定する。このため，破断箇所からの原子
炉冷却材の流出により，原子炉圧力容器内の保有水量が減少し原子炉水位が低下することから，緩和措置が取られない場合には，原子炉水位の低下が継続し，炉心が露出することで炉心損傷に至る。また，低圧注水機能喪失を想定することから，併せて残留熱除去系の機能喪失に伴う崩壊熱除去
機能喪失を想定する。
本事故シーケンスグループは，中小破断ＬＯＣＡが発生し，同時に高圧及び低圧の原子炉注水機能を喪失したことによって炉心損傷に至る事故シーケンスグループである。このため，重大事故等対策の有効性評価として
2.6-1

は，中小破断ＬＯＣＡ発生時の高圧注水機能又は低圧注水機能に対する重大事故等対処設備に期待することが考えられる。中小破断ＬＯＣＡ発生後に高圧・低圧注水機能喪失が発生した場合，重大事故等対処設備により高圧の原子炉注水を実施する方が，より早期に原子炉注水を開始することが可能となり，原子炉水位の低下が小さくなることで評価項目に対する余裕は大きくなる。また，高圧の原子炉注水を実施した場合でも，中長期的にはサプレッション・プール熱容量制限に到達した時点で原子炉を減圧して低圧の原子炉注水に移行するため，事象進展は同じとなる。このため，本事故シーケンスグループに対しては，代表として低圧注水機能に対する重大事故等対処設備の有効性を確認することとする。
以上により，本事故シーケンスグループでは，原子炉圧力容器を強制的に減圧し，低圧の注水機能を用いて原子炉へ注水することにより炉心損傷の防止を図るとともに，格納容器内の冷却を行い，最終的な熱の逃がし場
へ熱の輸送を行うことによって除熱を行い，格納容器破損の防止を図る。

(3)

炉心損傷防止対策
事故シーケンスグループ「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」において，炉心が著しい損傷に至ることなく，かつ十分な冷却を可能とするため，初期の対策として逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧及び常設
低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水手段を整備し，安定状態に向けた対策として，逃がし安全弁（自動減圧機能）を開維持することで常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による炉心冷却を継続する。また，格納容器の健全性を維持するため，安定状態に向けた対策として，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及び格納2.6-2

容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱手段を整備する。なお，安定状態に向けた対策として，代替循環冷却系及び緊急用海水系を用いた原子炉注水及び格納容器除熱手段も整備している。代替循環冷却系及び緊
急用海水系を用いた原子炉注水及び格納容器除熱操作は，格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作に優先して実施するものであり，中央制御室からの遠隔操作により約 1 時間で実施可能であることから，格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作を実施する事象発生の約 28 時間後までに十分な時間余裕をもって完了することができる。また，これらの系統に期待する場合には，格納容器圧力逃がし装置に期待しなくても安定状態の達成が可能であり，この場合には格納容器圧力及び雰
囲気温度の評価項目に対する余裕は大きくなることから，評価上は保守的に期待しないこととする。対策の概略系統図を第 2.6−1 図に，対応手順の概要を第 2.6−2 図に示すとともに，対策の概要を以下に示す。また，重大事故等対策における手順と設備との関係を第 2.6−1 表に示す。
本事故シーケンスグループにおける重要事故シーケンスにおいて必要な要員は，災害対策要員（初動）19 名及び参集要員 5 名である。
災害対策要員（初動）の内訳は，当直発電長 1 名，当直副発電長 1 名，
運転操作対応を行うための当直運転員 5 名，指揮，通報連絡を行うための災害対策要員（指揮者等）4 名及び現場操作を行うための重大事故等対応
要員 8 名である。
参集要員の内訳は，タンクローリによる燃料給油操作を行うための重大事故等対応要員 2 名及び格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作（現場での第二弁操作）を行うための重大事故等対応要員 3 名である。
必要な要員と作業項目について第 2.6−3 図に示す。
2.6-3

なお，重要事故シーケンス以外の事故シーケンスについては，作業項目
を重要事故シーケンスと比較し，必要な要員数を確認した結果，災害対策要員（初動）19 名及び参集要員 5 名で対処可能である。
ａ．原子炉スクラム及びＬＯＣＡ発生の確認
給水流量の全喪失が発生し，原子炉がスクラムしたことを確認する。
また，格納容器圧力が 13.7kPa[gage]に到達したことによりＬＯＣＡが発生したことを確認する。
原子炉スクラム及びＬＯＣＡ発生の確認に必要な計装設備は，平均出力領域計装等である。
ｂ．高圧注水機能喪失の確認
原子炉スクラム後，原子炉水位の低下が継続し，原子炉水位異常低下（レベル２）設定点に到達したが，高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系が自動起動していないことを確認し，中央制御室からの遠隔操
作によりこれらの系統の手動起動を試みるがこれにも失敗したことを確認する。また，主蒸気隔離弁が閉止し，逃がし安全弁（安全弁機能）に
より原子炉圧力が制御されるとともに，再循環系ポンプがトリップしたことを確認する。
高圧注水機能喪失の確認に必要な計装設備は，各系統の流量等である。
ｃ．高圧代替注水系の起動操作
高圧注水機能喪失の確認後，一連の操作として中央制御室からの遠隔操作により高圧代替注水系の系統構成及び起動操作を実施し，原子炉注水を開始することで原子炉水位が回復することを確認する。なお，高圧
代替注水系による原子炉注水は解析上考慮しない。
高圧代替注水系の起動操作に必要な計装設備は，高圧代替注水系系統
流量等である。
2.6-4

ｄ．低圧注水機能喪失の確認
高圧注水機能喪失の確認及び高圧代替注水系の起動操作失敗後，一連の操作として中央制御室からの遠隔操作により低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）の手動起動を試みるがこれにも失敗したことを確認する。
低圧注水機能喪失の確認に必要な計装設備は，各系統のポンプ吐出圧
力である。
ｅ．高圧・低圧注水機能の回復操作
高圧注水機能及び低圧注水機能の回復操作を実施する。
ｆ．常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動操
作
低圧注水機能喪失及びＬＯＣＡ発生の確認後，一連の操作として原子炉冷却材浄化系吸込弁の閉止操作を実施し，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）を起動する。
常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動操
作に必要な計装設備は，常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力である。
外部電源が喪失している場合，中央制御室からの遠隔操作により常設
代替高圧電源装置から緊急用母線を受電する。
緊急用母線の受電に必要な計装設備は，緊急用Ｍ／Ｃ電圧である。
ｇ．可搬型代替注水中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
低圧注水機能喪失の確認後，可搬型代替注水中型ポンプ準備，ホース敷設等を実施する。
ｈ．逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作
常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動操
2.6-5

作の完了後，中央制御室からの遠隔操作により逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個を手動開放し，原子炉減圧を実施する。
逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作に必要な計装設備は，原子炉圧力等である。
原子炉水位が燃料有効長頂部に到達した場合は炉心損傷がないことを継続的に確認する。
炉心損傷がないことの継続的な確認に必要な計装設備は，格納容器雰
囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）及び格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）
である。
ｉ．原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（常設））
逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作により，原子炉圧力が常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の吐出圧力を下回ると，原子炉注水が開始され，原子炉水位が回復した
ことを確認する。また，原子炉水位回復後は，原子炉水位を原子炉水位
低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持する。
原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（常設））に必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域）等である。
ｊ．代替循環冷却系による原子炉注水操作及び格納容器除熱操作
海水系による冷却水供給が確保された時点で中央制御室からの遠隔操作により，代替循環冷却系を起動し，原子炉注水を実施する。また，格
納容器圧力が 245kPa[gage]に到達した場合は，中央制御室からの遠隔操作により，代替循環冷却系による格納容器除熱を実施する。なお，代替
循環冷却系による原子炉注水操作及び格納容器除熱操作は解析上考慮し
ない。
2.6-6

代替循環冷却系による原子炉注水操作及び格納容器除熱操作に必要な計装設備は，代替循環冷却系格納容器スプレイ流量等である。
ｋ．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
崩壊熱除去機能を喪失しているため，格納容器圧力及び雰囲気温度が上昇する。格納容器圧力が 279kPa[gage]に到達した場合又はドライウェ
ル雰囲気温度がドライウェル設計温度である 171℃に近接した場合は，中央制御室からの遠隔操作により，常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却を実施する。
また，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を継続する。
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に必要な計装設備は，ドライウェル圧力，
サプレッション・チェンバ圧力，低圧代替注水系格納容器スプレイ流量，
サプレッション・プール水位等である。
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に伴い，サプレッション・プール水位は徐々に上昇する。サプレッション・プール水位が，通常水位＋5.5m に到達した
場合，格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱の準備として，中央制御室からの遠隔操作により，格納容器圧力逃がし装置一次隔離弁の開操作を実施する。さらに，サプレッション・プール水位が，通常水位＋6.5m に到達した場合，中央制御室からの遠隔操作により，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を停止する。

2.6-7

ｌ．格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作（サプレッション・チェンバ側）
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の停止後，格納容器圧力逃がし装置による格納
容器減圧及び除熱操作に備え炉心損傷が発生していないことを確認する。
また，格納容器減圧及び除熱操作前に，原子炉満水操作として，原子炉水位を可能な限り高く維持することで，格納容器への放熱を抑制し，格
納容器圧力の上昇を緩和する。なお，原子炉満水操作は，解析上考慮しない。
格納容器圧力が 310kPa[gage]に到達した場合，中央制御室からの遠隔操作により格納容器圧力逃がし装置二次隔離弁を全開としサプレッショ
ン・チェンバ側から格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作を実施する。
なお，格納容器圧力逃がし装置が使用できない場合には，耐圧強化ベント系による格納容器減圧及び除熱が可能である。
格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作に必要な計装設備は，ドライウェル圧力，サプレッション・チェンバ圧力，格納容
器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ），格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）
等である。
また，サプレッション・チェンバ側からの格納容器圧力逃がし装置のベントラインが水没しないことを確認する。
サプレッション・チェンバ側からの格納容器圧力逃がし装置のベント
ラインが水没しないことを確認するために必要な計装設備は，サプレッ
ション・プール水位等である。

2.6-8

ｍ．可搬型代替注水中型ポンプによる水源補給操作
水源補給のための可搬型代替注水中型ポンプ準備，ホース敷設等を実施し，代替淡水貯槽の残量に応じて，可搬型代替注水中型ポンプにより西側淡水貯水設備から代替淡水貯槽へ水源補給操作を実施する。
可搬型代替注水中型ポンプによる水源補給操作に必要な計装設備は，代替淡水貯槽水位である。
ｎ．タンクローリによる燃料給油操作
タンクローリにより可搬型設備用軽油タンクから可搬型代替注水中型
ポンプに燃料給油を実施する。
ｏ．使用済燃料プールの冷却操作
代替燃料プール冷却系等を用いて使用済燃料プールへの注水及び冷却を実施する。

以降，炉心冷却は常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水により継続的に実施し，格納容器減圧及び除熱は格
納容器圧力逃がし装置により継続的に実施する。

2.6.2

炉心損傷防止対策の有効性評価(1)

有効性評価の方法
本事故シーケンスグループを評価する上で選定した重要事故シーケンス
は，「1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，ＬＯＣＡ

を起因事象とし，全ての注水機能を喪失する「中小破断ＬＯＣＡ＋高圧炉
心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」である。
本重要事故シーケンスでは，炉心における崩壊熱，燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移，燃料被覆管酸化，燃料被覆管変形，沸騰・ボイド率変化，気液
2.6-9分離（水位変化）・対向流，気液熱非平衡及び三次元効果，原子炉圧力容器における冷却材放出（臨界流・差圧流），沸騰・凝縮・ボイド率変化，気液分離（水位変化）・対向流及びＥＣＣＳ注水（給水系及び代替注水設備含む）
並びに格納容器における格納容器各領域間の流動，気液界面の熱伝達，構造材との熱伝達及び内部熱伝導，スプレイ冷却及び格納容器ベントが重要現象となる。よって，これらの現象を適切に評価することが可能である長期間熱水力過渡変化解析コードＳＡＦＥＲ及びシビアアクシデント総合解析コードＭＡＡＰにより，原子炉圧力，原子炉水位，燃料被覆管温度，格
納容器圧力，格納容器雰囲気温度等の過渡応答を求める。なお，本有効性評価では，ＳＡＦＥＲコードによる燃料被覆管温度の評価結果は，ベスト
フィット曲線の破裂判断基準に対して十分な余裕があることから，燃料被覆管温度が高温となる領域において，燃料棒やチャンネルボックスの幾何学的配置を考慮した詳細な輻射熱伝達計算を行うことで燃料被覆管温度を
ＳＡＦＥＲコードよりも低めに評価するＣＨＡＳＴＥコードは使用しない。
また，解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，本
重要事故シーケンスにおける運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価する。

(2)

有効性評価の条件
本重要事故シーケンスに対する主要な解析条件を第 2.6−2 表に示す。また，主要な解析条件について，本重要事故シーケンス特有の解析条件を以下に示す。
ａ．事故条件(a)

起因事象
破断位置は，冷却材の流出流量が大きくなるため炉心冷却の観点で
2.6-10厳しい液相部配管とし，液相部配管はシュラウド内外で燃料被覆管温度及び事象進展に有意な差がないことから，原子炉圧力容器に接続される配管の中で接続位置が低く最大口径であり，格納容器破損防止対策の有効性評価（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損））においても大破断ＬＯＣＡの破断位置として想定する再循
環系配管（出口ノズル）（配管断面積約 2,900 ㎝ ２ ）とする。
破断面積は，低圧代替注水系（常設）を用いた原子炉注水により燃
料被覆管の破裂発生を防止可能な範囲とし，不確かさを考慮して約3.7 ㎝ ２ 及び約 9.5 ㎝ ２ とする。なお，約 9.5 ㎝ ２ の破断面積は，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（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）の操作時間余裕を考慮しない場合に，燃料被覆管の破裂発生防止が可能な範囲で最大となる破断面積を確認するために設定する。
（添付資料 2.6.1）(b)

安全機能の喪失に対する仮定
高圧注水機能として高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系，
低圧注水機能として低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）が機能喪失するものとする。また，原子炉減圧機能として自動減圧系の機能が喪失するものとする。

(c)

外部電源
外部電源は喪失するものとする。
外部電源が喪失する場合，給復水系が停止することで，原子炉水位の低下が早くなることから，炉心冷却の観点で厳しくなる。
また，原子炉スクラムまでの原子炉出力が高く維持され，原子炉水位の低下が大きくなることで，炉心の冷却の観点で厳しくなり，外部
2.6-11

電源がある場合を包含する条件として，原子炉スクラムは，原子炉水位低（レベル３）信号にて発生し，再循環系ポンプトリップは，原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて発生するものとする。

ｂ．重大事故等対策に関連する機器条件(a)

原子炉スクラム
原子炉スクラムは，原子炉水位低（レベル３）信号によるものとする。

(b)

主蒸気隔離弁
主蒸気隔離弁は，原子炉水位異常低下（レベル２）信号により閉止するものとする。
(c)

ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環系ポンプトリップ機能）
ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環系ポンプトリップ機能）は，原子炉水位異常低下（レベル２）信号により再循環系ポンプを全台トリップさせるものとする。

(d)

逃がし安全弁
逃がし安全弁（安全弁機能）にて原子炉冷却材圧力バウンダリの過度の圧力上昇を抑制するものとする。また，手動による原子炉減圧操
作には，逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個を使用するものとし，容量として，1 個当たり定格主蒸気流量の約 6％を処理するものとする。

(e)

低圧代替注水系（常設）
常設低圧代替注水系ポンプ 2 台を使用するものとし，注水流量は，原子炉注水のみを実施する場合，機器設計上の最小要求値である最小流量特性（注水流量：0m ３ ／h〜378m ３ ／h，注水圧力：0MPa[dif] ※ 〜
2.38MPa[dif]）とし，原子炉注水と格納容器スプレイを同時に実施す
2.6-12

る場合，230m３ ／h（一定）を用いるものとする。また，原子炉水位が
原子炉水位高（レベル８）設定点まで回復した以降は，原子炉水位を
原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の範囲に維持する。
※(f)

MPa[dif]…原子炉圧力容器と水源との差圧（以下同様）

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）
常設低圧代替注水系ポンプ 2 台を使用するものとし，スプレイ流量
は，運転手順における調整範囲（102m３ ／h〜130m３ ／h）の上限である
130m ３ ／ h （ 一 定 ） を 用 い る も の と す る 。 ま た ， 格 納 容 器 圧 力 が217kPa[gage]に到達した場合に停止し，279kPa[gage]に到達した場合に再開する。

(g)

格納容器圧力逃がし装置
格納容器圧力逃がし装置二次隔離弁を全開とし，格納容器圧力が310kPa[gage]において 13.4kg／s の排気流量にて格納容器減圧及び除熱操作を実施するものとする。
なお，耐圧強化ベント系を使用する場合には，格納容器圧力逃がし装置を使用する場合と比較して実際の排気流量が大きくなり，格納容
器圧力の低下傾向が大きくなることから，格納容器圧力逃がし装置を用いた場合の条件に包含される。

ｃ．重大事故等対策に関連する操作条件
運転員等操作に関する条件として，「1.3.5

運転員等の操作時間に対する仮定」に示す分類に従って以下のとおり設定する。
(a)

逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（常設
低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子2.6-13

炉注水操作）は，外部電源がない場合も考慮し，状況判断，高圧注
水機能喪失の確認，解析上考慮しない高圧代替注水系の起動，低圧
注水機能喪失の確認，常設代替高圧電源装置による緊急用母線受電，
常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動
及び逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作に要する時間を考慮して，事象発生 25 分後に実施する。
(b)

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は，格納容器圧力が 279kPa[gage]に到達した場合に実施する。なお，格納容器スプレイは，サプレッ
ション・プール水位が通常水位＋6.5m に到達した場合に停止する。

(c)

格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作は，格納容器圧力が 310kPa[gage]に到達した場合に実施する。

(3)

有効性評価（非居住区域境界及び敷地境界での実効線量評価）の条件
本重要事故シーケンスでは炉心損傷は発生せず，燃料被覆管の破裂も発生していないため，放射性物質の放出を評価する際は，設計基準事故に対する評価手法を採用することで保守性が確保される。このため，非居住区
域境界及び敷地境界での実効線量評価に当たっては，「 実用発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針（原子力安全委員会

平成 2 年 8 月

30 日）」に示されている評価手法を参照した。本重要事故シーケンスに対する主要な評価条件を以下に示す。
ａ．事故発生時の原子炉冷却材中の核分裂生成物の濃度は，運転上許容される I-131 の最大濃度とし，その組成を拡散組成とする。これにより，事故発生時に原子炉冷却材中に存在するよう素は，I-131 等価量で約4.7×10 １２ Bq となる。
2.6-14

ｂ．原子炉圧力の低下に伴う燃料棒からの核分裂生成物の追加放出量は，I-131 については先行炉等での実測値の平均値に適切な余裕を見た値※である 2.22×10 １４ Bq とし，その他の核分裂生成物についてはその組成を平衡組成として求め，希ガスについてはよう素の 2 倍の放出があるものとする。これにより，原子炉圧力の低下に伴う燃料棒からの追加放出量は，希ガスについては γ 線実効エネルギ 0.5MeV 換算値で約6.0×10 １５ Bq，よう素については I-131 等価量で約 3.9×10１４ Bq となる。
※

過去に実測された I-131 の追加放出量から，熱出力 1,000MW 当たりの追加
放出量の出現頻度を用いて算出している。原子炉熱出力 3,440MW（定格の約 105％）の場合，熱出力 1,000MW 当たりの I-131 の追加放出量の平均値に当たる値は 2.78×10１３ Bq（750Ci）であり，東海第二発電所の線量評価で用いる追加放出量は，これに余裕を見込んだ 2.22×10１４ Bq（6,000Ci）を条件としている。（1Ci＝3.7×10１０ Bq）

出典元
・「沸騰水型原子力発電所事故時の被ばく評価手法について」（HLR-021）

ｃ．燃料棒から追加放出されるよう素のうち，有機よう素は 4％とし，残りの 96％は無機よう素とする。
ｄ．燃料棒から追加放出される核分裂生成物のうち，希ガスは全て瞬時に気相部に移行するものとする。有機よう素のうち，10％は瞬時に気相部に移行するものとし，残りは分解するものとする。有機よう素から分解したよう素及び無機よう素が気相部にキャリーオーバされる割合
は 2％とする。
ｅ．原子炉圧力容器気相部の核分裂生成物は，逃がし安全弁等を介して崩壊熱相当の蒸気に同伴し，格納容器内に移行するものとする。この場
2.6-15

合，希ガス及び有機よう素の全量が，無機よう素は格納容器ベント開始までに発生する崩壊熱相当の蒸気に伴う量が移行するものとする。
ｆ．サプレッション・チェンバの無機よう素は，サプレッション・プールのスクラビングにより除去されなかったものが格納容器気相部へ移行するが，ドライウェルからの格納容器ベントを踏まえ，スクラビングの効果を考慮しないものとする。また，無機よう素の格納容器内への沈着効果及び格納容器スプレイ水による除去効果は考慮しないものとする。核分裂生成物の減衰は，格納容器ベント開始までの期間について考慮する。
ｇ．核分裂生成物の格納容器からの漏えいは考慮しないものとする ※ 。
※

核分裂生成物の格納容器から建屋への漏えいを考慮する場合，建屋内に蓄積した核分裂生成物が原子炉建屋ガス処理系を介して大気に放出されるが，これによる非居住区域境界及び敷地境界での実効線量への影響は，格納容器ベントにより核分裂生成物全量が大気に放出される条件の「ＬＯＣＡ時
注水機能喪失」と設計基準事故「環境への放射性物質の異常な放出」の「原
子炉冷却材喪失」の非居住区域境界及び敷地境界の実効線量を比較することにより有意とならないことを確認し，格納容器圧力上昇の観点で厳しく
格納容器ベント時間が早くなることで核分裂生成物の減衰時間が短くなる
漏えいなしを設定した。

ｈ．非居住区域境界及び敷地境界における実効線量は，内部被ばくによる実効線量及び外部被ばくによる実効線量の和として計算し，よう素の内部被ばくによる実効線量は(1)式で，希ガスの外部被ばくによる実効線量は(2)式で，それぞれ計算する。
Ｈ Ｉ２ ＝Ｒ・Ｈ ∞ ・χ／Ｑ・Ｑ Ｉ
Ｒ：呼吸率（m３ ／h）
2.6-16(1)

Ｈ∞：よう素を 1Bq 吸入した場合の小児の実効線量（1.6×10−７ Sv／Bq）

χ／Ｑ ：相対濃度（s／m ３ ）ＱＩ：事故期間中のよう素の大気放出量（Bq）（I-131 等価量−小児実効線量係数換算）

Ｈ γ ＝Ｋ・Ｄ／Ｑ・Ｑ γ
Ｋ(2)：空気吸収線量から実効線量への換算係数（K=1Sv／Gy）

Ｄ／Ｑ ：相対線量（Gy／Bq）
Ｑγ：事故期間中の希ガスの大気放出量（Bq）（γ線実効エネルギ 0.5MeV 換算値）

ｉ．非居住区域境界における大気拡散条件については，格納容器圧力逃がし装置を用いる場合は，地上放出，実効放出継続時間 1 時間 ※ の値として，相対濃度（χ／Ｑ）を 2.9×10 − ５ s／m３ ，相対線量（Ｄ／Ｑ）
を 4.0×10 −１９ Gy／Bq とし，耐圧強化ベント系を用いる場合は，主排気筒放出，実効放出継続時間 1 時間の値として，相対濃度（χ／Ｑ）
は 2.0×10 −６ s／m ３ ，相対線量（Ｄ／Ｑ）は 8.1×10−２０ Gy／Bq とする。
また，敷地境界における大気拡散条件については，格納容器圧力逃がし装置を用いる場合は，地上放出，実効放出継続時間 1 時間 ※ の値として，相対濃度（χ／Ｑ）を 8.2×10 − ５ s／m３ ，相対線量（Ｄ／Ｑ）
を 9.9×10 −１９ Gy／Bq とし，耐圧強化ベント系を用いる場合は，主排気筒放出，実効放出継続時間 1 時間の値として，相対濃度（χ／Ｑ）
は 2.0×10 −６ s／m ３ ，相対線量（Ｄ／Ｑ）は 8.0×10−２０ Gy／Bq とする。
※

本評価では，実効放出継続時間は気象データの最小集計単位である 1 時間を使用している。なお，実効放出継続時間は放射性物質の放出率の時間変2.6-17

化を考慮して定めるものであり，短時間であるほど保守的な相対濃度，相対線量となる。

ｊ．格納容器圧力逃がし装置による有機よう素の除染係数を 50，無機よう素の除染係数を 100 とする。
（添付資料 2.6.2，2.6.3，2.6.4）(4)

有効性評価の結果
本重要事故シーケンスにおいて，約 3.7cm２ の破断を想定する場合の原子
炉圧力，原子炉水位（シュラウド内外水位） ※ ，注水流量，逃がし安全弁
からの蒸気流量及び原子炉圧力容器内の保有水量の推移を第 2.6−4 図から第 2.6−8 図に，燃料被覆管温度，燃料被覆管最高温度発生位置における熱伝達係数，燃料被覆管最高温度発生位置におけるボイド率，平均出力燃料集合体のボイド率，炉心下部プレナム部のボイド率，破断流量の推移及び燃料被覆管破裂が発生した時点の燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係を第 2.6−9 図から第 2.6−15 図に，格納容器圧力，格納容
器雰囲気温度，サプレッション・プール水位及びサプレッション・プール
水温度の推移を第 2.6−16 図から第 2.6−19 図に示す。同様に，約 9.5cm
２の破断を想定する場合のパラメータの推移を第 2.6−20 図から第 2.6−31

図に示す。
※

炉心冷却の観点ではシュラウド内水位に着目し，運転員操作の観点ではシュ
ラウド外水位に着目するためシュラウド内外水位を合わせて示している。なお，シュラウド内は炉心部で発生するボイドを含む水位であることから，原子炉水位が低下する過程ではシュラウド外水位と比較して高めの水位を示す。

ａ．事象進展
中小破断ＬＯＣＡ及び給水流量の全喪失が発生することで原子炉水位
2.6-18は低下し，原子炉水位低（レベル３）信号により原子炉がスクラムする。
原子炉水位が原子炉水位異常低下（レベル２）設定点まで低下すると，主蒸気隔離弁の閉止及び再循環系ポンプトリップが発生するとともに，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の自動起動信号が発信するが，機器故障等により自動起動及び手動起動に失敗する。その後，一連の操作として低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）の手動起動を試みるが，機器故障等により失敗し，低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）の吐出圧力が確保されないため，自動減圧系についても作動しない。このため，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動操作を実施し，事象発生の 25 分後に，手動操作により逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個による原子炉減圧を実施することで，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を開始する。原子炉減圧を開始すると，原子炉冷却材の流出により原子炉水位は低下し，燃料有効長頂部を下回るが，原
子炉圧力が低下し常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水が開始されると，原子炉水位が回復し炉心は再冠水する。
燃料被覆管最高温度発生位置のボイド率は，原子炉減圧操作による原
子炉圧力の低下に伴い上昇する。熱伝達係数は，燃料被覆管最高温度発
生位置が露出し，核沸騰冷却から蒸気冷却に移行することで低下する。
原子炉圧力が低下し，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が増加することで炉心が再冠水すると，ボイド率は低下し，熱伝達係数が上昇することで燃料被覆管温度は低下する。平均出力燃料集合体及び炉心下部プレナムのボイド率については，
上記の挙動に伴い増減する。
2.6-19また，崩壊熱除去機能が喪失しているため，原子炉圧力容器内で発生した蒸気が逃がし安全弁を介して格納容器内に放出されることで，格納容器圧力及び雰囲気温度が上昇する。このため，格納容器圧力が279kPa[gage]に到達した時点で，常設低圧代替注水系ポンプを用いた代
替格納容器スプレイ冷却系（常設）の格納容器冷却を実施することにより，格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇は抑制される。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を実施することでサプレッション・プール水位は徐々に上昇し，事象発生の約 27 時間後にサプレッション・プール水位が通常水位＋6.5m
到達した時点でサプレッション・チェンバ側のベントラインの機能維持のため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）による格納容器冷却を停止する。これにより格納容器圧力及び雰囲気温度は再び上昇傾向に転じ，事象発生の約 28 時間後に格納容器
圧力が 310kPa[gage]に到達した時点で格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱を実施することにより，格納容器圧力及び雰囲気
温度は安定又は低下傾向となる。なお，格納容器減圧及び除熱実施時のサプレッション・プール水位は，ベント管真空破壊装置及びサプレッション・チェンバ側のベントライン設置高さと比較して十分に低く推移するため，これらの設備の機能は維持される。

ｂ．評価項目等
燃料被覆管温度は，第 2.6−9 図に示すとおり，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の原子炉注水により原子炉水位が回復するまでの期間は，一時的な炉心の露出に伴い上昇し，約 3.7cm ２の破断の場合には，事象発生の約 37 分後に最高値の約 616℃に到達する
2.6-20

が，評価項目である 1,200℃を下回る。燃料被覆管最高温度は平均出力
燃料集合体にて発生している。また，約 9.5cm ２ の破断の場合には，第2.6−25 図に示すとおり，事象発生の約 31 分後に約 842℃に到達するが，評価項目である 1,200℃を下回る。燃料被覆管の酸化量は，約 3.7cm２ の破断の場合及び約 9.5cm２ の破断の場合ともに，酸化反応が著しくなる前の燃料被覆管厚さの約 1％以下であり，評価項目である 15％を下回る。
原子炉圧力は，第 2.6−4 図及び第 2.6−20 図に示すとおり，逃がし安全弁（安全弁機能）の作動により，約 7.79MPa[gage]以下に維持される。
このため，原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力は，原子炉圧力と原 子 炉 圧 力 容 器 底 部 圧 力 と の 差 （ 0.3MPa 程 度 ） を 考 慮 し て も ， 約
8.09MPa[gage] 以 下 で あ り ， 評 価 項 目 で あ る 最 高 使 用 圧 力 の 1.2 倍（10.34MPa[gage]）を下回る。
格納容器圧力は，第 2.6−16 図に示すとおり，崩壊熱除去機能が喪失しているため，原子炉圧力容器内で発生した蒸気が格納容器内に放出されることによって，事象発生後に上昇傾向が継続するが，格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱により低下傾向となる。事象発
生の約 28 時間後に最高値の約 0.31MPa[gage]となるが，格納容器バウン
ダリにかかる圧力は，評価項目である最高使用圧力の 2 倍（0.62MPa[gage]）を下回る。格納容器雰囲気温度は，第 2.6−17 図に示すとおり，事象発生の約 28 時間後に最高値の約 143℃となり，以降は低下傾向となっていることから，格納容器バウンダリにかかる温度は，評
価項目である 200℃を下回る。また，格納容器圧力及び雰囲気温度は格
納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱により低下傾向となることから，約 9.5cm２ の破断を想定する場合でも,最高値は同等となる。
第 2.6−5 図に示すように，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代
2.6-21

替注水系（常設）による原子炉注水を継続することで，炉心の冠水状態が維持され，炉心冷却が維持される。また，第 2.6−16 図及び第 2.6−17 図に示すように，格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱を継続することで，高温停止での安定状態が確立する。
約 3.7cm ２ の破断を想定する場合，格納容器圧力逃がし装置によるベント時の非居住区域境界での実効線量の評価結果は約 1.6×10 −１ mSv であり，耐圧強化ベント系によるベント時の非居住区域境界での実効線量の評価結果は約 6.2×10−１ mSv であることから，5mSv を下回る。また，格
納容器圧力逃がし装置によるベント時の敷地境界での実効線量の評価結果は約 4.1×10 −１ mSv であり，耐圧強化ベント系によるベント時の敷地境界での実効線量の評価結果は約 6.2×10−１ mSv であることから，5mSvを下回る。したがって，いずれの場合も，周辺の公衆に対して著しい放射線被ばくのリスクを与えることはない。また，評価条件としてＬＯＣ
Ａ発生の有無のみが異なる「高圧・低圧注水機能喪失」及び「ＬＯＣＡ
時注水機能喪失（破断面積 3.7 ㎝ ２ ）」における格納容器圧力逃がし装置
による格納容器減圧及び除熱操作の操作時間（格納容器圧力
310kPa[gage]到達時）は，おおむね同等（約 28 時間後）であることから，破断面積の違いが格納容器減圧及び除熱操作の操作時間に与える影響は非常に小さい。このため，約 9.5cm２ の破断を想定する場合でも，燃料被覆管の破裂は発生せず，また，格納容器内での核分裂生成物の減衰時間は同等となることから，実効線量の評価結果に有意な違いはない。
（添付資料 2.6.2，2.6.5）
安定状態が確立した以降は，残留熱除去系を復旧した後，残留熱除去
系（原子炉停止時冷却系）により冷温停止状態とする。
以上により，本評価では，「1.2.1.2
2.6-22

有効性を確認するための評価項

目の設定」に示す(1)から(4)の評価項目及び周辺の公衆に対して著しい放射線被ばくのリスクを与えないことについて，対策の有効性を確認し
た。

2.6.3

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲としては，運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価する。
本重要事故シーケンスでは，原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する配管に中小破断ＬＯＣＡが発生した後，高圧・低圧注水機能及び減圧機能の喪失に伴い原子炉水位が低下するため，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧
代替注水系（常設）の起動後に手動操作により原子炉を減圧して原子炉注水を実施すること並びに崩壊熱除去機能喪失に伴い格納容器圧力及び雰囲気温度が上昇するため，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を実施すること及び格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱を実施することが特徴である。よって，
不確かさの影響を確認する運転員等操作は，事象進展に有意な影響を与えると考えられる操作として，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（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並びに格納容器圧力逃がし装置
による格納容器減圧及び除熱操作とする。
(1)

解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価
本重要事故シーケンスにおいて不確かさの影響評価を実施する重要現象

は，「1.7

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価方針」に示すと
2.6-23

おりであり，それらの不確かさの影響評価の結果を以下に示す。
ａ．運転員等操作時間に与える影響
炉心における燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移及び気液熱非平衡の不確かさとして，解析コードは実験結果の燃料被覆管温度に比べて最大 50℃程
度高めに評価することから，解析結果は燃料棒表面の熱伝達係数を小さく評価する可能性がある。よって，実際の燃料棒表面での熱伝達は大きくなることで，燃料被覆管温度は低くなるが，操作手順（速やかに注水
手段を準備すること）に変わりはなく，燃料被覆管温度を操作開始の起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
炉心における燃料被覆管酸化の不確かさとして，解析コードは酸化量及び酸化反応に伴う発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，
燃料被覆管温度を高めに評価する可能性がある。よって，実際の燃料被覆管温度は低くなるが，操作手順（速やかに注水手段を準備すること）に変わりはなく，燃料被覆管温度を操作開始の起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
格納容器における格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導並びに気液界面の熱伝達の不確かさとして，格納容器モデル（格
納容器の熱水力モデル）はＨＤＲ実験解析において区画によって格納容
器雰囲気温度を十数℃程度，格納容器圧力を 1 割程度高めに評価する傾向が確認されているが，ＢＷＲの格納容器内の区画とは異なる等，実験体系に起因するものと考えられ，実機体系においては不確かさが小さくなるものと推定され，全体としては格納容器圧力及び雰囲気温度の傾向を適切に再現できていることから，格納容器圧力及び雰囲気温度を操作
開始の起点とする常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプ2.6-24

レイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作並びに格納容器圧力を操作
開始の起点とする格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導の不確かさにおいては，
ＣＳＴＦ実験解析により格納容器温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認しており，その差異は小さいことから，格納容器圧力及び雰囲気温度を操作開始の起点としている常設低圧代替
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
容器冷却操作並びに格納容器圧力を操作開始の起点とする格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。
（添付資料 2.6.6）

ｂ．評価項目となるパラメータに与える影響
炉心における燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移及び気液熱非平衡の不確かさとして，解析コードは実験解析において熱伝達モデルの保守性により
燃料被覆管温度を高めに評価し，有効性評価解析においても燃料被覆管
温度を高めに評価することから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
炉心における燃料被覆管酸化の不確かさとして，解析コードは酸化量及び酸化反応に伴う発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，
燃料被覆管温度を高く評価することから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
格納容器における格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導並びに気液界面の熱伝達の不確かさとして，格納容器モデル（格2.6-25

納容器の熱水力モデル）はＨＤＲ実験解析において区画によって格納容
器雰囲気温度を十数℃程度，格納容器圧力を 1 割程度高めに評価する傾向が確認されているが，ＢＷＲの格納容器内の区画とは異なる等，実験体系に起因するものと考えられ，実機体系においては不確かさが小さくなるものと推定され，全体としては格納容器圧力及び雰囲気温度の傾向を適切に再現できていることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導の不確かさにおいては，ＣＳＴＦ実験解析により格納容器雰
囲気温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認していることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
（添付資料 2.6.6）(2)

解析条件の不確かさの影響評価
ａ．初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件
初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件は，第 2.6−2 表に示すとおりであり，これらの条件設定を設計値等の最確条件とした場合の影響を評価する。解析条件の設定に当たっては，設計値を用いるか又は評価項目となるパラメータに対する余裕が小さくなるよう保守的な設定をしていることから，この中で事象進展に有意な影響を与える可能性がある項目について，評価結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
初期条件の燃料棒最大線出力密度は，解析条件で設定した 44.0kW／
m に対して最確条件は約 33kW／m〜約 41kW／m であり，最確条件とした
場合は燃料被覆管温度の上昇が緩和されるが，操作手順（速やかに注水手段を準備すること）に変わりはなく，燃料被覆管温度を操作開始
2.6-26の起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件で設定した燃焼度
33GWd／t に対して最確条件は燃焼度 33GWd／t 以下であり，最確条件とした場合は解析条件で設定している崩壊熱と同等以下となる。燃焼度 33GWd／t の場合は，解析条件と最確条件は同等であることから，運転員等操作時間に与える影響はない。また，燃焼度 33GWd／t 未満の場
合は，原子炉からサプレッション・プールに流出する蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下は遅くなり，燃料被覆管温度の上昇は緩和されるが，操作手順（速やかに注水手段を準備すること）に変わりはなく，燃料被覆管温度を操作開始の起点とする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，同様に格納容器圧力及び雰囲気温度並びにサプレッション・プール水位及びサプレッション・プール水温度の上昇が遅くなり，これらのパラメータを操作開始の起点とする運転員等操作の開始時間は遅くなる。
初期条件の原子炉圧力，原子炉水位，炉心流量及びドライウェル雰
囲気温度は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，事象進展に与える影響は小さいことから，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
事故条件の起因事象については，炉心冷却の観点で厳しい再循環配管に対して，低圧代替注水系（常設）を用いた原子炉注水により燃料被覆管の破裂発生を防止可能な範囲とし，不確かさを考慮して約 3.7㎝ ２ 及び約 9.5 ㎝ ２ の破断面積を設定している。破断面積が約 9.5 ㎝ ２より小さい場合は，原子炉水位の低下は遅くなるが，操作手順（速やかに注水手段を準備すること）に変わりはなく，運転員等操作時間に2.6-27

与える影響はない。破断面積が約 9.5cm２ を超え，炉心損傷（一定以上の燃料被覆管の破裂も含む。）に至る場合については，
「3.1

雰囲気圧

力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」の対応となる。
事故条件の外部電源の有無については，給復水系が停止することで，原子炉水位の低下を厳しくする条件として外部電源なしを想定するとともに，原子炉スクラム及び再循環系ポンプトリップについては，外部電源がある場合を包含する条件を設定している。外部電源がある場
合には，給復水系による原子炉注水が維持されることから，運転員等操作時間に与える影響はない。
機器条件の低圧代替注水系（常設）は，最確条件とした場合，おおむね注水開始後の原子炉水位の回復が早くなり，炉心冠水後の原子炉水位の維持操作の開始が早くなるが，原子炉減圧から水位回復までの
原子炉水位を継続監視している期間の流量調整操作であることから，運転員等操作時間に与える影響はない。
機器条件の代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，解析条件で設定したスプレイ流量（130m ３ ／h 一定）に対して，最確条件は運転手順における流量調整の範囲（102m ３ ／h〜130m３ ／h）となる。最確条件とした場合，サプレッション・プール水位の上昇が緩和されることから，
サプレッション・プール水位を操作開始の起点とする運転員等操作の開始時間は遅くなる。
（添付資料 2.6.1，2.6.6）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
初期条件の燃料棒最大線出力密度は，解析条件で設定した 44.0kW／
m に対して最確条件は約 33kW／m〜約 41kW／m であり，最確条件とした
場合は燃料被覆管温度の上昇が緩和されることから，評価項目となる
2.6-28

パラメータに対する余裕は大きくなる。
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件で設定した燃焼度
33GWd／t に対して最確条件は燃焼度 33GWd／t 以下であり，最確条件とした場合は解析条件で設定している崩壊熱と同等以下となる。燃焼度 33GWd／t の場合は，解析条件と最確条件は同等であることから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。また，33GWd／t 未満の場合は，原子炉からサプレッション・プールに流出する蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下は遅くなり，炉心露出後の燃料被覆管
温度の上昇は緩和される。また，同様に格納容器圧力及び雰囲気温度
並びにサプレッション・プール水位及びサプレッション・プール水温度の上昇は遅くなることから，評価項目とな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，炉心流量及びドライウェル雰
囲気温度は，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与えうるが，事象進展に与える影響は小さいことから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
事故条件の起因事象については，炉心冷却の観点で厳しい再循環配管に対して，低圧代替注水系（常設）を用いた原子炉注水により燃料被覆管の破裂発生を防止可能な範囲とし，不確かさを考慮して約 3.7㎝ ２ 及び約 9.5 ㎝ ２ の破断面積を設定している。破断面積が約 9.5 ㎝ ２より小さい場合は，原子炉水位の低下は遅くなり，燃料被覆管温度の上昇は緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。破断面積が約 9.5cm ２ を超え，炉心損傷（一定以上の燃料被覆管の破裂も含む。）に至る場合については，「3.1

雰囲気圧力・

温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」の対応となる。
2.6-29

事故条件の外部電源の有無については，給復水系が停止することで，原子炉水位の低下を厳しくする条件として外部電源なしを想定するとともに，原子炉スクラム及び再循環系ポンプトリップについては，外部電源がある場合を包含する条件を設定している。外部電源がある場
合には，給復水系による原子炉注水が維持され，事象進展が緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
機器条件の低圧代替注水系（常設）は，最確条件とした場合，おおむね注水開始後の原子炉水位の回復が早くなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
機器条件の代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，解析条件で設定したスプレイ流量（130m ３ ／h 一定）に対して，最確条件は運転手順における流量調整の範囲（102m ３ ／h〜130m３ ／h）となる。最確条件とした場合でも，スプレイ流量は，格納容器圧力の上昇を抑制可能な範囲で調整し，また，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の停止後に格納容器最高使用圧力に到達した時点で格納容器ベントを実施する運転員等操作に変わりはなく，格納容器圧力の最高値はおおむね格納容器ベント時の圧力で決定されることから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
（添付資料 2.6.1，2.6.6）

ｂ．操作条件
操作条件の不確かさとして，操作に係る不確かさを「認知」，「要員配置」，「移動」，「操作所要時間」，「他の並列操作有無」及び「操作の確実さ」の 6 要因に分類し，これらの要因が運転員等操作時間に与える影響を評価する。また，運転員等操作時間に与える影響が評価項目となるパ
2.6-30ラメータに与える影響を評価する。評価結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作）は，解析上の操作開始時間として，事象発生から 25 分後を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，認知時間及び操作時間は，余裕時間を含めて設定していることから，実態の操作開始時間は解析上の設定よりも若干早まる可能性があるが，状況判断から原子炉減圧操作までは一連の操作として実施し，同一の運転員による並列操作はないことから，影響はない。
操作条件の常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレ
イ冷却系（常設）による格納容器冷却操作は，解析上の操作開始時間
として，格納容器圧力 279kPa[gage]到達時を設定している。運転員等
操作時間に与える影響として，不確かさ要因により操作開始時間に与える影響は小さいことから，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等となる。本操作は，解析コード及び解析条件（操作条件を除く。）の不確かさにより，操作開始時間は遅くなる可能性があるが，並列して実施する場合がある原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（常設））とは同一の制御盤による対応が可能であることから，この他の操作に与える影響はない。
操作条件の格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操
作は，解析上の操作開始時間として，格納容器圧力 310kPa[gage]到達時を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，不確かさ
要因により操作開始時間に与える影響は小さいことから，実態の操作
開始時間は解析上の設定とほぼ同等となる。仮に中央制御室での遠隔2.6-31

操作に失敗した場合は，現場操作にて対応するため，75 分程度操作開始時間が遅れる可能性がある。本操作は，解析コード及び解析条件（操作条件を除く。）の不確かさにより，操作開始時間は遅くなる可能性があるが，並列して実施する場合がある原子炉水位の調整操作（低圧代
替注水系（常設））とは異なる運転員による対応が可能であることから，
この他の操作に与える影響はない。なお，遠隔操作失敗時に現場操作にて対応する場合にも，異なる要員により対応が可能であることから，
この他の操作に与える影響はない。
（添付資料 2.6.6）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（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）は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時間は解析上の操作開始時間よりも早くなる可能性があり，この場合は，原子炉への注水開始が早くなることで，原子炉水位の回復が早くなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
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操作は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時間は解析上の操作開始時間よりも遅くなる可能性があるが，この場合でもパラメータが操作実施基準に到達した時点で開始することで同等の効果が得られ，有効性評価解析
における格納容器圧力の最高値に変わりがないことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
操作条件の格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操2.6-32

作は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時間は
解析上の操作開始時間よりも遅くなる可能性があるが，この場合でもパラメータが操作実施基準に到達した時点で開始することで同等の効果が得られ，有効性評価解析における格納容器圧力の最高値に変わりがないことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。仮に格納容器ベント時に遠隔操作に失敗した場合は，現場操作にて対応するため，75 分程度操作開始時間は遅れる可能性がある。この場合，格納容器圧力は 0.31MPa[gage]より若干上昇し，評価項目となるパラメータに影響を及ぼすが，この場合でも 0.62MPa[gage]を十分に下回ることから，格納容器の健全性の観点からは問題とならない。
（添付資料 2.6.6）(3)

操作時間余裕の把握
操作開始時間の遅れによる影響度合いを把握する観点から，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認できる範囲内での操作時間余裕を確認し，その結果を以下に示す。
第 2.6−32 図から第 2.6−34 図に示すとおり，操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水）は，約 3.7cm ２ の破断の場合には，10 分の減圧操作開始遅れを想定した場合でも，燃料被覆管の最高温度は約 706℃であり，燃料被覆管の破裂は発生せず，評価項目を満足することを感度解析により確認しているため，10 分程度の操作時間余裕は確保されている。また，25 分の減圧操作遅れを想定した場合には，燃料被覆管の最高温度は約 1,000℃となり，一部の燃料被覆管に破裂が発生するが，炉心の著しい損傷は発生せず，この時の格納容器圧力逃がし装置
2.6-33

による格納容器ベント時の非居住区域境界の実効線量は約 1.1mSv，耐圧強化ベント系による格納容器ベント時の非居住区域境界の実効線量は約4.4mSv となる。また，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント時の
敷地境界の実効線量は約 2.8mSv，耐圧強化ベント系による格納容器ベント
時の敷地境界の実効線量は約 4.4mSv となる。したがって，いずれも 5mSv
を下回るが，この場合には格納容器雰囲気放射線モニタにより炉心損傷の判断を行い，炉心損傷後の対応手順に移行するため，重大事故での対策の範囲となる。なお，約 9.5cm ２ の破断の場合には，評価上考慮しない高圧代替注水系による原子炉注水に期待することで，原子炉水位の低下が緩和さ
れ，操作時間余裕を確保することができる。
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操作は，事象発生の約 16 時間後に実施するものであり，準備時間が確保できることから，時間余裕がある。
操作条件の格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作は，事象発生の約 28 時間後に実施するものであり，準備時間が確保できること
から，時間余裕がある。仮に，中央制御室からの遠隔操作に失敗し，現場操作にて格納容器圧力逃がし装置二次隔離弁の開操作を実施する場合には，格納容器ベント操作の開始が遅れることで，格納容器圧力は0.31MPa[gage]から上昇するが，格納容器圧力は 0.31MPa[gage]から上昇す
るが，格納容器スプレイを停止した時点の格納容器圧力約 0.243MPa[gage]から 0.310MPa[gage]到達までの時間が約 1 時間であることから外挿すると，
0.31MPa[gage]から 0.62MPa[gage]に到達するまでに 5 時間程度の時間余裕があり，現場操作に要する時間は 75 分程度であることから，時間余裕がある。
（添付資料 2.1.7，2.6.6，2.6.7）
2.6-34(4)ま と め
解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作
時間余裕を確認した。この結果，解析コード及び解析条件の不確かさが運転員等操作時間に与える影響等を考慮した場合においても，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。この他，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認できる範囲内において，操作時間には時間余裕がある。

2.6.4

必要な要員及び資源の評価(1)

必要な要員の評価
事故シーケンスグループ「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」の重大事故等対策に必要な災害対策要員（初動）は，「2.6.1(3)とおり 19 名である。
「6.2

炉心損傷防止対策」に示す

重大事故等対策時に必要な要員の評価結果」で説明している災害対策要員（初動）の 39 名で対処可能である。
また，必要な参集要員は，「2.6.1(3)

炉心損傷防止対策」に示すとおり

5 名であり，参集要員 72 名に含まれることから対処可能である。

(2)

必要な資源の評価
事故シーケンスグループ「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」において，必要な水源，燃料及び電源は「6.1(2)

資源の評価条件」の条件にて評価を行い，以下のとおりである。
ａ．水源

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
2.6-35

子炉注水操作及び代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器
冷却操作については，7 日間の対応を考慮すると，合計約 5,320m３ の水が必要となる。
水源として，代替淡水貯槽に 4,300m３ 及び西側淡水貯水設備に 4,300m
３，合計 8,600m ３ の水を保有しており，西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代替注水中型ポンプによる代替淡水貯槽への補給操作を行うことで，代替淡水貯槽を枯渇させることなく，7 日間の注水継続が可能である。
なお，外部電源喪失を想定した場合でも同様である。
（添付資料 2.6.8）

ｂ．燃

料

外部電源喪失を想定した場合，事象発生直後から 7 日間の非常用ディーゼル発電機，高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機及び常設代替交流
電源設備（常設代替高圧電源装置 2 台）の運転を想定すると，非常用ディーゼル発電機については約 484.0kL，高圧炉心スプレイ系ディーゼル
発電機については約 130.3kL，常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 2 台）については約 141.2kL，合計で 755.5kL の軽油が必要となる。軽油貯蔵タンクには約 800kL の軽油を保有していることから，非常用ディーゼル発電機，高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機及び常設代
替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 2 台）による 7 日間の電源供給の継続が可能である。
可搬型代替注水中型ポンプ（1 台）による西側淡水貯水設備から代替淡水貯槽への補給について，事象発生直後から 7 日間の可搬型代替注水
中型ポンプ（1 台）の運転を想定すると，約 6.0kL の軽油が必要となる。
可搬型設備用軽油タンクには約 210kL の軽油を保有していることから，
2.6-36

可搬型代替注水中型ポンプ（1 台）による 7 日間の西側淡水貯水設備から代替淡水貯槽への補給の継続が可能である。
（添付資料 2.6.9）

ｃ．電源

外部電源喪失を想定した場合，重大事故等対策時に必要な負荷のうち，非常用ディーゼル発電機等からの電源供給を考慮する負荷については，
非常用ディーゼル発電機等の容量内に収まることから，必要負荷に対しての電源供給が可能である。
常設代替交流電源設備からの電源供給を考慮する負荷については約
1,128kW であるが，常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 2 台）の連続定格容量は 2,208kW であることから，必要負荷に対しての電源供給が可能である。
緊急時対策所用発電機については，必要負荷に対しての電源供給が可能である。
（添付資料 2.6.10）

2.6.5

結

論

事故シーケンスグループ「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」では，原子炉の出力運転中に原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する配管において中小破断ＬＯ
ＣＡが発生した後，高圧注水機能及び低圧注水機能が喪失し，かつ自動減圧系が機能喪失することで，原子炉水位の低下が継続し，炉心損傷に至ることが特徴である。事故シーケンスグループ「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」に対す
る炉心損傷防止対策としては，初期の対策として逃がし安全弁（自動減圧機
2.6-37能）の手動による原子炉減圧及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代
替注水系（常設）による原子炉注水手段を整備し，安定状態に向けた対策として，逃がし安全弁（自動減圧機能）を開維持することで常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による炉心冷却を継続する。また，格納容器の健全性を維持するため，安定状態に向けた対策として常設低圧代
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及び格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱手段を整備している。
事故シーケンスグループ「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」の重要事故シーケンス「中小破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」について有効性評価を行った。
上記の場合においても，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を継続し，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格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱を実施することで，炉心の著しい損傷を防止することができる。
その結果，燃料被覆管温度及び酸化量，原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力並びに格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度は，評価項目を満足している。また，安定状態を維持することができる。
なお，格納容器圧力逃がし装置の使用による非居住区域境界及び敷地境界
での実効線量は，周辺公衆に対して著しい放射線被ばくのリスクを与えることはない。
解析コード及び解析条件の不確かさの影響について確認した結果，運転員
等操作時間に与える影響及び評価項目となるパラメータに与える影響は小さ
2.6-38

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。
重大事故等対策に必要な要員は，災害対策要員にて確保可能である。また，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
以上のことから，事故シーケンスグループ「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」において，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水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）による格納容器冷却及び格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱の炉心損傷防止対策は，選定した重要事故シーケンスに対して有効である
ことが確認でき，事故シーケンスグループ「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」に対して有効である。

2.6-39２Ｃ非常用ディーゼル発電機，２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系ディーゼ
ル発電機

凡

例
：安全機能の喪失を仮定する設備：評価上考慮しない設備

逃がし安全弁（自動減圧機能）Ｇ：破断箇所

常設代替高圧電源装置
タービンへ

耐圧強化
ベント系

原子炉圧力容器

Ｇ

原子炉建屋
東側接続口

軽油貯蔵タンク→
再循環系ポン
ドライウェルプ

2.6-40

代替
循環
冷却系
ポンプ
(Ａ)

←

→

残留熱除去系ポンプ(Ａ)

残留熱除去系
ポンプ(Ｂ)※1
緊急用海水ポンプ（Ａ），（Ｂ）→

残留熱除去系
海水系ポンプ(Ｂ)，(Ｄ)

↑

代替
循環
冷却系
ポンプ
(Ｂ)

タンクローリ
原子炉建屋
西側接続口

高所東側
接続口
高所西側
接続口

→

※2

※3

サプレッション
・プール

残留熱除去系
海水系ポンプ(Ａ)，(Ｃ)→格納容器圧力逃がし装置

サプレッション・
チェンバ

↑

→

※3

→

※1

→

※2

※1 海へ

←
低圧炉心スプレイ系ポンプ

常設低圧代替注水系↑ ポンプ(Ａ)，(Ｂ)

海へ ※2

→

可搬型代替注水中型ポンプ

残留熱除去系ポンプ(Ｃ)←↑

可搬型設備用軽油タンク→

高圧炉心
スプレイ系ポンプ

原子炉隔離時冷却系ポンプ

海

復水貯蔵タンク

代替淡水貯槽西側淡水貯水設備←
常設高圧代替注水系ポンプ

第 2.6−1 図

ＬＯＣＡ時注水機能喪失時の重大事故等対策の概略系統図（1／3）（常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水段階）

２Ｃ非常用ディーゼル発電機，２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系ディーゼ
ル発電機

凡

例
：安全機能の喪失を仮定する設備：評価上考慮しない設備

逃がし安全弁（自動減圧機能）Ｇ：破断箇所

常設代替高圧電源装置
タービンへ

耐圧強化
ベント系

原子炉圧力容器

Ｇ

原子炉建屋
東側接続口

軽油貯蔵タンク→
再循環系ポン
ドライウェルプ

2.6-41

代替
循環
冷却系
ポンプ
(Ａ)

←

→

残留熱除去系ポンプ(Ａ)

残留熱除去系
ポンプ(Ｂ)※1
緊急用海水ポンプ（Ａ），（Ｂ）→

残留熱除去系
海水系ポンプ(Ｂ)，(Ｄ)

↑

代替
循環
冷却系
ポンプ
(Ｂ)

タンクローリ
原子炉建屋
西側接続口

高所東側
接続口
高所西側
接続口

→

※2

※3

サプレッション
・プール

残留熱除去系
海水系ポンプ(Ａ)，(Ｃ)→格納容器圧力逃がし装置

サプレッション・
チェンバ

↑

→

※3

→

※1

→

※2

※1 海へ

←
低圧炉心スプレイ系ポンプ↑

常設低圧代替注水系ポンプ(Ａ)，(Ｂ)

海へ ※2

→

可搬型代替注水中型ポンプ

残留熱除去系ポンプ(Ｃ)←↑

可搬型設備用軽油タンク→

高圧炉心
スプレイ系ポンプ

原子炉隔離時冷却系ポンプ

海

復水貯蔵タンク

代替淡水貯槽西側淡水貯水設備←
常設高圧代替注水系ポンプ

第 2.6−1 図

ＬＯＣＡ時注水機能喪失時の重大事故等対策の概略系統図（2／3）（常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水及び代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却段階）

凡

２Ｃ非常用ディーゼル発電機，２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系ディーゼ
ル発電機

例：安全機能の喪失を仮定する設備：評価上考慮しない設備

逃がし安全弁（自動減圧機能）Ｇ：破断箇所

常設代替高圧電源装置
タービンへ

耐圧強化
ベント系

原子炉圧力容器

Ｇ

原子炉建屋
東側接続口

軽油貯蔵タンク→
再循環系ポン
ドライウェルプ

2.6-42

代替
循環
冷却系
ポンプ
(Ａ)

←

→

残留熱除去系ポンプ(Ａ)

残留熱除去系
ポンプ(Ｂ)※1
緊急用海水ポンプ（Ａ），（Ｂ）→

残留熱除去系
海水系ポンプ(Ｂ)，(Ｄ)

↑

代替
循環
冷却系
ポンプ
(Ｂ)

タンクローリ
原子炉建屋
西側接続口

高所東側
接続口
高所西側
接続口

→

※2

※3

サプレッション
・プール

残留熱除去系
海水系ポンプ(Ａ)，(Ｃ)→格納容器圧力逃がし装置

サプレッション・
チェンバ

↑

→

※3

→

※1

→

※2

※1 海へ

←
低圧炉心スプレイ系ポンプ↑

常設低圧代替注水系ポンプ(Ａ)，(Ｂ)

海へ ※2

→

可搬型代替注水中型ポンプ

残留熱除去系ポンプ(Ｃ)←↑

可搬型設備用軽油タンク→

高圧炉心
スプレイ系ポンプ

原子炉隔離時冷却系ポンプ

海

復水貯蔵タンク

代替淡水貯槽西側淡水貯水設備←
常設高圧代替注水系ポンプ

第 2.6−1 図

ＬＯＣＡ時注水機能喪失時の重大事故等対策の概略系統図（3／3）（常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水及び格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱段階）

(解析 上 の時 刻)
原子炉冷却材喪失（中小破断 LOCA）（給水流量の全喪失※１）

(0秒)

凡

例
：操 作・ 確 認（ 当直 運転 員 ）：プ ラン ト 状態 （解 析）：判 断

原子炉水位低（レベル３）
設定点到達：解 析上 考 慮し ない 操作：重 大事 故 等対 応要 員（ 現 場） の作 業
：運 転員 と 重大 事故 等対 応 要員 （現 場 ）原子炉スクラム ※ ２
及びＬＯＣＡ発生の確認 ※ ３の共 同作 業

※１ ：原 子 炉水 位の 低下 を 厳し くす る 観 点か ら， 給 水流 量の 全喪 失 を想 定す る 。

(約22秒)

原子炉水位異常低下（レベル２）設定点到達

高圧注水機能喪失の確認 ※ ４

低圧注水機能喪失の確認 ※ ４

常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動操作 ※ ５ ， ６(約25分)

主蒸 気隔 離 弁閉 止
逃が し安 全 弁に よる
原子 炉圧 力 制御 の確 認 ※ ４※３ ：Ｌ Ｏ ＣＡ 発生 は， 以 下に より 判 断 する 。
・格 納容 器 圧力が 13.7kPa[gage]に到 達

再循 環系 ポ ンプ
トリ ップ の 確認 ※ ４

高圧 代替 注 水系 の
起動 操作

高圧 ・低 圧 注水
機能 の回 復 操作

可搬 型代 替 注水 中型
ポン プに よ る
水源 補給 操 作

※４ ： 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 。
※５ ： 常設 低 圧 代替 注 水系 ポ ンプ を 用い た低 圧 代替 注 水 系（ 常 設） の 起動 操 作は ，以 下 によ り
判断 する 。
・高 圧・ 低 圧注 水機 能喪 失※６：外部 電 源が ない 場 合に は ，常 設代 替 高圧 電源 装 置に よる 緊急 用母線 受電 操 作 を実 施す る。

可搬 型代 替 注水 中型 ポン プ を用い た低 圧 代替 注水 系
（可 搬型 ） の起 動準 備操 作

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） 以 外に よる 原子 炉 注水 操作・代 替循 環 冷却 系に よる 原 子炉 注水 操 作
・制 御棒 駆 動水 圧系 によ る 原子 炉注 水 操 作
・ほ う酸 水 注入 系に よる 原 子炉 注水 操 作
・消 火系 に よる 原子 炉注 水 操作
・補 給水 系 によ る原 子炉 注 水操 作
・ 可 搬 型代 替 注 水 中 型 ポ ンプ 又 は 可 搬 型 代 替 注 水大 型
ポ ン プ を用 い た 低 圧 代 替 注 水系 （ 可 搬 型 ） に よ る原子炉 注水 操 作

逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作 ※ ７

原子炉水位が燃料有効長頂部に到達※８，９※２ ：原 子 炉ス クラ ムは ， 中央 制御 室 に て平 均出 力 領域 計装 等に よ り確 認す る 。

使用 済燃 料 プー ルの
冷却 操作

タン クロ ー リに よる
燃料 給油 操 作

※７

逃 が し安 全弁 （自 動 減圧 機能 ） の 手動 によ る 原子 炉減 圧操 作 は， 以下 に よ り判 断す る 。
・低 圧で 原 子炉 注水 可能 な 系統 又は 低 圧 代替 注水 系 1 系 統以 上起 動 でき た場 合

炉心 損傷 な しの 継続 確認 ※ ９ ， １ ０※８

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 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

破 断 面 積が 重 要 事故 シ ー ケ ンス で の 設定 よ り 大 きい 場 合 は， 原 子 炉 水位 の 低 下が 早 く なる こと で ， 燃 料有 効 長 頂 部 到達 及 び 炉 心 損 傷な し の 継 続確 認 実 施 のタ イ ミ ン グ が 早 くな
る。

※１ ０

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γ線線量率が，設計基準事故における原子炉冷却材喪
失時 の追 加 放出 量に 相当 す る指 示値 の 10 倍以 上と な った 場合
なお，格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）及び（Ｓ／Ｃ）による炉心損傷発生の判断 がで き ない 場合 は， 原 子炉 圧力 容 器 温度 によ り 判断 する 。

※ １１

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 お そ 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 のい ず れ かに 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燃料有効長頂部以上であることが判断で
きな い場 合※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 。

※ １３

常 設 低圧 代 替 注水 系 ポ ン プを 用 い た低 圧 代 替 注水 系 （ 常設 ） に よ り， 原 子 炉水 位 を 原子炉 水位 低（レ ベ ル３ ）設定 点か ら 原子 炉水 位高（ レベ ル ８）設 定点 の間 に 維持 する。

※１ ４

解 析上 考慮 しな い 代替 循環 冷 却 系は ，実 際 には 以下 の運 用 とし てい る 。
・事象初期における原子炉注水に当たっては，海水系による冷却水供給を必要としな
い低圧代替注水系（常設）を優先し，海水系による冷却水供給が確保された後に代替循 環冷 却 系に よる 原子 炉 注水 に切 り 替 える 。
・格 納容 器 圧力が 245kPa[gage]に 到 達し た時 点で ， 代替 循環 冷却 系 によ る格 納 容 器ス
プレイを実施する。また，代替循環冷却系は，原子炉注水及び格納容器スプレイの併用 が可 能 な設 計と して い る。

サプレッション・プール水位
通常水位＋6.5m到達※ １５

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
格納容器冷却の停止操作 ※１７

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 作は ，解 析上 は 130m ３ ／ h 一 定流 量で ， 格納 容器 圧力 を 217kPa[gage]から279kPa[gage]の範 囲 に 維 持 す るよ う 間 欠 運 転 とし て い る が ，実 際 に は 運 転 手順 に 従い格 納 容 器 圧 力 を 217kPa[gage]か ら 279kPa[gage]の 範 囲 に 維 持 す る よ う 102m ３ ／ h〜
130m ３ ／h の 範囲 でス プ レイ 流量 を調 整 す る。

※１ ６

サ プレ ッシ ョン・プ ール 水位 が 通常 水位 ＋5.5m に 到 達し た場 合は ，格 納 容器 ベン ト 準
備 のた め ， 中 央 制御 室 に て 機器 ラ ン プ 表 示 によ り 系 統 構成 を 確 認 す ると と も に ， 格納容器 圧力 逃 がし 装置 一次 隔 離弁 を全 開 と する 。
格納 容器 圧 力逃 がし 装置 一 次隔 離弁 の 開 操作 は，「 サ プレ ッシ ョン・チ ェ ンバ 側」を優先して実施し，中央制御室からの遠隔操作及び現場での手動操作に失敗した場合は，「ド ライ ウ ェル 側」 の開 操 作を 実施 す る 。

※ １７

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 の 停止 は， 以下 に より 判断 す る 。
・サ プレ ッ ショ ン・ プー ル 水位 が通 常 水 位＋6.5m に到 達

※ １８格 納 容器 減 圧 及び 除 熱 操 作前 に ， 原子 炉 水 位 を可 能 な 限り 高 く 維 持す る こ とで ， 原 子
炉格 納容 器 への 放熱 を抑 制 し，格 納 容器 圧力 の上 昇 を緩 和す る（ 解析 上考 慮 しな い。）。

原子炉水位不明
でないことの確認 ※１１

水位不明

水位不明ではない
原子 炉満 水 操作 ※ １ ２

原子炉水位が燃料有効長頂部以上に回復

原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（常設）） ※ １ ３(約16時 間)

格納容器圧力279kPa[gage]到達

代替 循環 冷 却系 によ る
原子 炉注 水 操作 及び格納 容器 除 熱操 作 ※ １ ４

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 ※ １ ５(約 24 時 間)

サプレッション・プール
通常水位＋5.5m 到達

格納容器圧力逃がし装置による格
納容器減圧及び除熱の準備操作※１６（約 27 時間 ）Ⅰ

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 代替 循環 冷 却系 以外 による 格納 容 器冷 却
・可搬 型代 替注 水 中型 ポン プ 又は 可搬 型 代替 注水 大型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ（可搬型） によ る 格納 容器 冷却 操 作
・消 火系 に よる 格納 容器 冷 却操 作
・補 給水 系 によ る格 納容 器 冷却 操作
・ドラ イウ ェル 内 ガス 冷却 装 置に よる 格 納容 器除 熱操作Ⅱ

原子 炉満 水 操作 ※ １ ８(約28時 間)

格納容器圧力310kPa[gage]到達

格納容器圧力逃がし装置による格
納容器減圧及び除熱操作（サプレッション・チェンバ側）

常設 低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を継続することで，原子炉水位 を維持 し ，格納容器圧力逃がし装置による格納容器の減 圧
及 び 除 熱 操 作 を継 続 す る こ と で 格 納 容 器 圧 力 等 の 低 下
傾向 を確認する。また，機能喪失している設備の復旧 を試み ，残留熱除去系の復旧後，残留熱除去系（原子炉 停止時 冷却系）により冷温停止状態とし，代替循環冷却 系
又は 残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプ レ
ッシ ョン・プール冷却系）による除熱が可能であるこ と
及 び 水 素 濃 度 制御 が 可 能 で あ る こ と を 確 認 し た 後 に 格
納 容 器 圧 力 逃 がし 装 置 に よ る 格 納 容 器 減 圧 及 び 除 熱 操
作を 停止し，格納容器を隔離状態とする。

第 2.6−2 図

格納 容器 圧 力逃 がし 装置 以 外に よる 格 納 容器
減圧 及び 除 熱操 作
・耐 圧強 化 ベン ト系 によ る 格納 容器 減 圧 及び
除熱 操作

Ⅲ

【有 効性 評 価の 対象 とし て いな いが 他 に 取り 得る 手 段】
Ⅰ
技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において使用することは困難で ある が ，プ ラン ト 状況 によ っ ては ，事故 対応 に 有効 な設 備と な る代 替循 環 冷 却系 ，制御 棒駆
動水 圧系 ，ほう 酸水 注 入系 ，消火 系，補 給 水系 及び 可 搬型 代替 注水 中 型ポ ンプ 又 は 可搬 型代 替注
水大 型ポ ン プを 用い た低 圧 代替 注水 系 （ 可搬 型） に よる 原子 炉注 水 操作 も実 施 可 能で ある 。
Ⅱ
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 を優 先 する が， 可搬 型 代替 注水 中 型 ポン プを 用 いた 代替 格納 容 器ス プレ イ 冷 却系 （可 搬 型）によ る格 納 容器 冷却 操作 も 実施 可能 で あ る。
技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において使用することは困難で ある が，プラ ン ト状 況に よ って は，事 故対 応に 有 効な 設備 とな る 可搬 型代 替 注 水大 型ポ ンプ
を 用 い た代 替 格 納 容 器 ス プ レイ 冷 却 系 （ 可 搬 型）， 消 火 系 及 び補 給 水 系 に よ る 格 納 容 器 冷 却操 作
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 る格 納 容 器圧 力等の上昇 の緩 和 も可 能で ある 。
Ⅲ
格納 容器 圧 力逃 がし 装置 に よる 格納 容 器 減圧 及び 除 熱操 作を 優先 す るが ，耐圧 強 化 ベン ト系による 格納 容 器減 圧及 び除 熱 操作 も実 施 可 能で ある 。

ＬＯＣＡ時注水機能喪失（中小破断ＬＯＣＡ）の対応手順の概要
2.6-43

Ｌ ＯＣ Ａ時 注 水機 能 喪失

経過 時 間（ 分）0

実施箇所・必要要員数

当直発電長

1人

20

中央監視
運転操作指揮約22秒

原 子炉 水位 異常 低 下（ レベ ル ２ ）設 定点 到 達

約40秒

ド ライ ウェ ル圧 力高設 定点 （13.7kPa[gage]）到 達

操作の内容
補佐

当直副発電長1人

運転操作指揮補佐

指揮者等

災害対策要員
（指揮者等）

4人

初動での指揮発電所内外連絡

50

60

70

80

90

100

110

備 考

プラ ント 状 況判 断
約15分

当直運転員
(現場)

40

原子 炉ス ク ラム

操作項目

当直運転員
(中央制御室)30

事象 発生【 】は他作業後移動してきた要員

責任者

10

原 子炉 水位 異常 低 下（ レベ ル １ ）設 定点 到 達
25分

原 子 炉減 圧開 始

重大事故等対応要員(現場)●原子炉スクラムの確認●タービン停止の確認●外部電源喪失の確認●給水流量全喪失の確認

状況 判 断2人
A,B●ＬＯＣＡ発生の確認−

外 部 電 源 喪 失の 確 認 及 び
非 常 用 デ ィ ーゼ ル 発 電 機
等 の 自 動 起 動の 確 認 は ，
外 部 電 源 が ない 場 合 に 実
施する

10 分

−
●再循環系ポンプトリップの確認●主蒸 気隔 離弁閉止及 び逃 がし安全弁（安 全弁機能）による原子炉圧力制御の確認●非常用ディーゼル発電機等の自動起動の確認●高圧 炉心 スプレイ系 及び 原子炉隔離時冷 却系の自動起動失敗の確認●低圧 炉心 スプレイ系 及び 残留熱除去系（ 低圧注水系）の自動起動失敗の確認

高圧注水機能 喪失 の確
認

【1 人】
A

常設代替高圧 電源 装置による緊急用 母線 の受
電操作

【1 人】
B

中央制御室からの高圧
代替 注 水系 起動 操 作−●高圧 炉心 スプレイ系 及び 原子炉隔離時冷 却系の手動起動操作（失敗）

2分

−

−

●常 設 代 替高 圧 電 源装 置 2台 の起 動 操 作及 び緊 急用母線の受電操作

4分

【1人】
A

−

−

●高圧 代替 注水系によ る原 子炉注水の系統 構成操
作及び起動操作

低圧注水機能喪失の確
認

【1人】
A

−

−

●低 圧 炉 心ス プ レ イ系 及 び 残留 熱除 去 系 (低圧 注水系)の手動起動操作（失敗）

高圧注水機能 及び 低圧
注水機能の回復操作

−

2人
C，D

−

●高 圧 注水 機能 及 び 低圧注 水 機 能の回 復 操 作 ，失敗原 因 調査

【1人】
B

−

−

●原子炉冷却材浄化系吸込弁の閉止操作

常設低圧代替 注水 系ポンプを用いた 低圧 代替
注水系（常設）の起動操
作−

外 部 電 源 が ない 場 合 に 実施する

4分

解析上考慮しない

4分
適宜 実施

解析上考慮 しない

2分

【1人】
A

−

−

●常設 低圧 代替注水系 ポン プを用いた低圧 代替注
水系（常設）による原 子炉注水の系統構成操作
及び起動操作

可搬型代替注 水中 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

−

−

8人
a〜j

●可搬 型代 替注水中型 ポン プの移動，ホー ス敷設等の操作

逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子
炉減圧操作

【1 人】
B

−

−

●逃がし安全弁（自動減圧機能）7個の手動開放操作

原子炉水位の 調整 操作(低圧代替注水系（常
設）)

【1 人】
A

−

−

●常設 低圧 代替注水系 ポン プを用いた低圧 代替注
水系（常設）による原子炉注水の調整操作

第 2.6−3 図

3分

170 分

1分

原子 炉水 位 を原 子炉 水位 低 （レ ベル ３ ） 設定 点か ら 原子 炉水 位高 （ レベ ル８ ） 設 定点 の間 に 維持 する

ＬＯＣＡ時注水機能喪失の作業と所要時間（1／2）

2.6-44

解析上考慮 しない

ＬＯ Ｃ Ａ時 注水 機 能 喪 失

経 過時 間（ 時 間）
4

25分

8

12

16

約16時間

【 】は他作業後移動してきた要員

24

28

32

約24時間

サプ レッ ショ ン ・プ ール 水 位
約27時間

運転員
(現場)

重大事故等対応要員(現場)

原子炉水位の調整
操作(低圧代 替注
水系（常設）)【 1人 】
A−−●常 設低 圧代替 注水系ポ ンプを 用いた低圧 代替 注水系（常設）による原子炉注水の調整操作

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

【1人】
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

代替循環冷却系による原子炉注
水操作及び格納容器除熱操 作

【1人】
A

−

−

原子炉満水 操作

【1人】
A

格納容器圧力逃がし装置による
格納容器減圧及び除熱の準備操作
格納容器圧力逃がし装置による
格納容器減圧及び除熱操作（サプレッション・チェンバ側）
可搬型代替注水中型ポンプを用いた
低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作
西側淡水貯水設
備を水源とした可搬型代替注水中型ポンプによる代替淡水貯槽への補給操 作

【1人】
A

【1 人】
A

−

−

−

●常 設低 圧代替 注水系ポ ンプを 用いた低圧 代替 注水系（常設）による原子炉注水の流量増加操作

原子 炉水 位 を可 能な 限り 高 く維 持

20 分

●代替燃料プール冷却系の起動操作

15 分●格 納 容器 圧力 逃 が し 装置 に よる 格納 容 器減 圧 及 び
除熱 の 準備 操作 （ 中 央制御 室 で の第一 弁 操 作）【2人】+1人
C,D,E

−

【1 人】
A

−

−

●格 納容 器圧力 逃がし装 置によ る格納容器 減圧 及び除熱操作（中央制御室での第二弁操作）

−

−

3人
(参集 )

●第二弁現場操作場所への移動●格 納容 器圧力 逃がし装 置によ る格納容器 減圧 及び除熱操作（現場での第二弁操作）

−

−

8人
a〜h

●可搬型代替注水中型ポンプの移動，ホース敷設等の操
作

−

−

【8人】
a〜h

●可搬型代替注水中型ポンプの移動，ホース敷設等の操
作

−

−

【2人】
a,b

●可 搬型 代替注 水中型ポ ンプの 起動操作及 び水 源補給
操作

−

2人
（参集）

必要要員合計2人
A,B

解析上考慮 しない

解析上考慮 しない
25時間後ま でに実施 する

5分
125 分

解析上考慮 しない

格納 容器 ベ ント 実施 後， 適 宜状 態監 視
75 分

170 分

●可 搬型 設備用 軽油タン クから タンクロー リへ の給油
操作

180 分

適宜 実施

代替淡水貯槽の枯渇までには十分な時間があり，代替淡水貯槽の残量に応じて適宜補 給を実施 する
タンクローリ残量に応じて適宜軽油タンクから補
給

90 分

適宜 実施

8人 a〜h及び参集5人

第 2.6−3 図

解析上考慮 しない

解析上考慮 しない

●可搬型代替注水中型ポンプへの給油操作

3人
C,D,E

解析上考慮 しない
代替循環冷却系のみで状態維持が可能な場合は，低圧代替注水系（常設）による注水 を停止す る

解析上考慮 しない
スロッシングによる水位低下がある場合は代替燃
料プール冷却系の起動までに実施す る

適宜 実施

●緊 急用 海水系 による海 水通水 の系統構成 操作 及び起
動操作

−

−

格納 容器 圧力 310kPa[gage]到 達

格納 容器 ス プレ イ中 適宜 状 態監 視

●第 一 弁現 場操 作 場 所 への 移 動●格 納 容器 圧力 逃 が し 装置 に よる 格納 容 器減 圧 及 び
除熱 の 準備 操作 （ 現 場での 第 一 弁操作 ）タンクローリによる燃料給油操
作

通 常水 位 ＋6.5m到 達

適宜 原子 炉 注水 を調 整−

備 考

格納 容器 ス プレ イ中 適宜 状 態監 視

●常 設低 圧代替 注水系ポ ンプに よる代替燃 料プ ール注
水系（注水ラ イン） を使 用した使 用済 燃料プ ール への注水操作
使用済燃料プールの冷却操作

48

原子 炉水 位 を原 子炉 水位 低 （レ ベル ３ ） 設定 点か ら 原子 炉水 位高 （ レベ ル８ ） 設 定点 の間 に 維持 する●代 替 循環 冷却 系 に よる格 納 容 器除熱 操 作−

44

通 常水 位 ＋5.5m到 達

サプ レッ ショ ン ・プ ール 水 位

約28時間●代 替 循環 冷却 系 に よる原 子 炉 注水操 作−

40

格納 容器 圧力 279kPa[gage]到 達

操作の内容

運転員
(中央制御室)36

原 子 炉減 圧開 始

実施箇所・必要要員数

操作項目

20

ＬＯＣＡ時注水機能喪失の作業と所要時間（2／2）

2.6-45

10
逃がし安全弁（安全弁機能）開閉による圧力制御（最高値：約 7.79MPa[gage]）
逃がし安全弁（自動減圧機能）
7 個による手動減圧（約 25 分）

8

原子炉圧力

原子炉圧力

6
主蒸気隔離弁閉止による圧力上昇4(MPa[abs])（MPa[abs]）

2

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2NR000

第 2.6−4 図

原子炉圧力の推移（約 3.7cm２ の破断）

再冠水過程における露出と冠水の繰り返しによるボイド率の増減に応じた二相水位の変化

20

原子炉水位 （シュラウド内 外水位）

原子炉水位（シュラウド内外水位）

原子炉減圧に伴う減圧沸騰
逃がし安全弁（安全弁機能）から による水位上昇（約 25 分）の蒸気の流出による水位の低下
原子炉減圧に伴う蒸気流出による
水位低下

シュラウド内（炉心上部プレナム）

15

再冠水以降の蒸気発生に伴うボイド率変化に応じた二相水位の変化
レベル 8

注水開始後，徐々に
水位が回復

レベル 3
レベル 2

10

レベル 1
燃料有効長頂部
シュラウド外シュラウド内（平均出力燃料集合体）
燃料有効長底部

5

シュラウド内（炉心下部プレナム）

（ｍ）
(m)

注水された未飽和水により炉心下部プレナムのボイド率が低下し，二相水位による満水が維持できなくなるため，水位が形成される

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2NR000

第2.6−5図※

原子炉水位（シュラウド内外水位）の推移（約3.7cm ２ の破断） ※シュラウド内外水位はボイドを含む場合は，二相水位を示している。

2.6-46

1000

800

注水流量

注水流量

常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による注水（原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間に維持するよう注水）

600

３
/h）
（m3(m
／h) 400

200

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2NR000

第2.6−6図２

注水流量の推移（約3.7cm の破断）

3000
逃がし安全弁(自動減圧機能)
7 個開放による手動減圧（約 25 分）

2500

蒸気流量

蒸気流量

2000

1500

(t／h)
（t/h）

逃がし安全弁（安全弁機能）（原子炉圧力制御）

1000

500

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）

第2.6−7図SA3NT2SBA99AG2NR000
２

逃がし安全弁からの蒸気流量の推移（約3.7cm の破断）

2.6-47

500

原子炉圧力容器内の保有水 量

原子炉圧力容器内の保有水量

（ｔ）
(t)

逃がし安全弁（自動減圧機能）
7 個開放による水量減少（25 分）

400

逃がし安全弁（安全弁機能）の圧力制御による水量減少

300
常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧
代替注水系（常設）による原子炉注水開始による水量回復

200

100

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）

第2.6−8図

SA3NT2SBA99AG2NR000
２

原子炉圧力容器内の保有水量の推移（約3.7cm の破断）

1200

1000

燃料被覆管温度

燃料被覆管温度(℃)（℃）

原子炉スクラム後の出力低下及び減圧に伴う冷却材飽和温度低下により燃料被覆
管温度が低下800

燃料被覆管最高温度発生（約 616℃，約 37 分）（発熱部 10 分割中，下から 8 番目の位置）

炉心露出による
燃料被覆管温度上昇

600
原子炉減圧による飽和温度の低下（約 25 分）

炉心再冠水により飽和温度付近まで低下

400

200

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2NR000

第 2.6−9 図

２

燃料被覆管温度の推移（約 3.7cm の破断）

2.6-48

1.0E+6
核沸騰冷却（ボイド率に対応した値）

核沸騰冷却（再冠水時）

蒸気冷却

1.0E+5沸騰遷移冷却

熱伝達係 数

熱伝達係数

膜沸騰冷却(冠水時)
噴霧流冷却(露出時)

ボイド率増加に伴う熱伝達係数低下

1.0E+4

1.0E+3

２
(W／(m
・K))
2･K)）
（W/(m
1.0E+2

燃料被覆管最高温度
発生位置露出1.0E+1
燃料被覆管最高温度
発生位置再冠水

ボイド率の変化に応じて熱伝達係数が変化する

1.0E+0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2NR000

第2.6−10図

燃料被覆管最高温度発生位置における熱伝達係数の推移（約 3.7cm ２ の破断）

1.2
燃料被覆管最高温度
発生位置露出燃料被覆管最高温度
発生位置再冠水

1

ボイド率

ボイド率

0.8

0.6

逃がし安全弁（安全弁機能）
開閉によるボイド率増減

(−)
（−）

再冠水過程における露出と冠水の繰り返しによるボイド率の増減

0.4

0.2
原子炉減圧に伴うボイド率増加（25 分）

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2NR000

第2.6−11図

燃料被覆管最高温度発生位置におけるボイド率の推移（約3.7cm ２ の破断）
2.6-491.2

1
下部プレナムでの水位形成の繰り返しに伴いボイド率が変化

ボイド率

ボイド率

0.8

0.6

（−）(−)

逃がし安全弁（安全弁機能）
開閉によるボイド率増減

0.4

0.2
原子炉減圧に伴うボイド率増加（25 分）

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2NR000

第2.6−12図

平均出力燃料集合体のボイド率の推移（約3.7cm ２ の破断）

1.2

1

下部プレナムでの水位形成により炉心部の冷却材が落下しボイド率が増加

ボイド率

ボイド率

0.8

減圧率の低下に伴いボイド率減少

0.6
原子炉減圧に伴うボイド率増加（25 分）

（−）
(−)
0.4

0.2

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）

第2.6−13図SA3NT2SBA99AG2NR000
２

炉心下部プレナム部のボイド率の推移（約3.7cm の破断）

2.6-50150
平衡均質流モデル

破断流量

破断流量

100
逃がし安全弁（安全弁機能）の圧力制御による原子炉圧力変化に伴う変化

（t/h）
(t／h)
50
炉心再冠水に伴う蒸気発生量の増加により，
原子炉圧力がわずかに上昇し破断流量が増加

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）

第2.6−14図

SA3NT2SBA99AG2NR000

破断流量の推移（約3.7cm ２ の破断）

2.6-51

10000
GEMP731
ORNL3626
ORNL3626(照射)燃 料被 覆管 の最 高温 度 及 び
円周方向応力の最高値

GEMP683
GEVNC(0.56℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(2.8 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(5.6 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(0.56℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

1000

GEVNC(2.8 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

周
方
向
の
応
力

GEVNC(5.6 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

円 周 方 向 の 応 力

円

NUREG-0630,DATA F(ORNL)NUREG-0630,DATA H(KfK FABIOLA)NUREG-0630,DATA I(ORNL)NUREG-0630,DATA J(KfK)
KfK(0.8〜1.6K/s)(REBEKA Single Rod)JNES(内圧破裂試験)

100

NFI他(内圧破裂試験)

ベストフィット曲線
平均値−２σ曲線2) ２ )
(N／mm
(N/mm

10

1
0

100

200

300

400

500

600

700

800

900

1000

1100

1200

1300

1400

1500

1600

燃 料 被 覆 管 温 度 (℃)

第2.6−15図

燃料被覆管破裂が発生した時点の燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係（約3.7cm２ の破断）

2.6-52

格納容器圧力 279kPa[gage]到達に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を実施（約 16 時間）
0.8
ドライウェルサプレッション・チェンバ

格納容器圧 力

格
納
容
器
圧
力

0.6

原子炉注水の起動／停止の繰り返しに伴う蒸気発生量の増減により，格納容器への放熱量が変動しサプレッション・チェンバ圧力が変動する。また，
ベント管真空破壊装置の作動によりドライウェル圧力もこれに追従する。
格納容器圧力 310kPa[gage]到達にて格納容器ベントを実施（約 28 時間）

0.4(MPa[gage])(MPa[gage])

最高値：約 0.31MPa[gage]（約 28 時間）
ベント管の水没長さ分の水頭圧によるドライ
ウェルとサプレッション・チェンバの圧力差

0.2

0
0

24

48

炉内蒸気が格納容器に流入するため圧力が上昇

第 2.6−16 図

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)サプレッション・チェンバ側からの格納容器ベントのためドライウ
ェルに比べて圧力低下が早い

JOB No.MA47BNT2AE--GG9G000

格納容器圧力の推移（約 3.7cm ２ の破断）

300

格納容器雰囲気温 度

格
納
容
器
温
度

(℃)

(℃)

ドライウェル温度は以下により初期温度から急激ドライウェルに上昇する。
・主蒸気隔離弁の閉止による原子炉圧力及びサプレッション・チェンバ
原子炉内飽和温度の上昇
・ドライウェル内ガス冷却装置の停止
・ＬＯＣＡブローダウン
200
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）
作動による温度上昇の抑制
ドライウェル雰囲気温度は，原子炉注水の起動／停止の繰り返しに伴う蒸気発生量の増減により，格納容器への放熱が変動することから上下する。
100

格納容器ベントによる温度低下
最高値：約 143℃（約 28 時間）
原子炉減圧に伴い原子炉内飽和温度が低下することで，圧力容器壁面（内表面）
温度が低下し，熱伝導の遅れを伴って，圧力容器外表面の温度も低下すること
で，格納容器気相部温度が低下する。また，格納容器気相部から壁面への伝熱により，格納容器気相部温度が低下する。

0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2AE--GG9G000
原子炉減圧に伴い，原子炉内の蒸気が流入することによる温度上昇

第 2.6−17 図

格納容器雰囲気温度の推移（約 3.7cm２ の破断）

2.6-53

20

格納容器ベント実施（約 28 時間後）

サプレッション・ プール水 位

ベントライン（約 15m）
15通常水位＋6.5m（約 13.5m）
通常水位＋5.5m（約 12.5m）
サプレッション・プール通常水位＋6.5m 到達にて常設低圧
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）停止（約 27 時間)

10

ー

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ

ル
水
位

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）作動（約 16 時間）
5

外部水源である常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水（常設）による原子炉注水により逃がし安全弁を介し原子炉内の蒸気が流入するため
水位が上昇

（m）

(m)
0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2AE--GG9G000

第 2.6−18 図

サプレッション・プール水位の推移（約 3.7cm ２ の破断）

300

サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル 水 温 度

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）作動（約 16 時間）
格納容器ベントに伴う圧力低下により飽和温度が低下（約 28 時間）
最高温度：約 138℃（約 28 時間）

200

ー

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ

ル
水
温
度

100

逃がし安全弁を介し原子炉内の蒸気が流入することで水温が上昇
（℃）

(℃)
0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2AE--GG9G000

第 2.6−19 図

サプレッション・プール水温度の推移（約 3.7cm２ の破断）

2.6-54

10
逃がし安全弁（安全弁機能）開閉による圧力制御（最高値：約 7.79MPa[gage]）
逃がし安全弁（自動減圧機能）
7 個による手動減圧（25 分）

8

原子炉圧力

原子炉圧力

（MPa[abs]）(MPa[abs])

6
主蒸気隔離弁の閉止による圧力上昇

4

2

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG3FR012

第 2.6−20 図２

原子炉圧力の推移（約 9.5cm の破断）
再冠水過程における露出と冠水の繰り返しによるボイド率の増減に応じた二相水位の変化

20

原子炉水位 （シュラウド内外水位）

原子炉水位（シュラウド内外水位）

再冠水以降の蒸気発生に伴うボイド率変化に応じた二相水位の変化

原子炉減圧に伴う蒸気流出による
水位低下（25 分）

逃がし安全弁（安全弁機能）からの蒸気の流出による水位の低下
シュラウド内（炉心上部プレナム）

15

レベル 8
レベル 3
レベル 2

手動減圧に伴う減圧沸騰
による水位上昇10

レベル 1
燃料有効長頂部
シュラウド外シュラウド内（平均出力燃料集合体）
燃料有効長底部

5

シュラウド内（炉心下部プレナム）

（ｍ）
(m)

注水開始後，
徐々に水位が回復

0
0

10

20

注水された未飽和水により炉心下部プレナムのボイド率が低下し，二相水位による満水が維持できなくなるため，水位が形成される。

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG3FR012

第 2.6−21 図※

原子炉水位（シュラウド内外水位）（約 9.5cm ２ の破断） ※シュラウド内外水位はボイドを含む場合は，二相水位を示している。

2.6-55

1000

800

注水流量

注水流量

600

常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による注水（原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位
高（レベル８）設定点の間に維持するよう注水）（m3/h）(m３ ／h) 400

200

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG3FR012

第 2.6−22 図

２

注水流量の推移（約 9.5cm の破断）

3000
逃がし安全弁(自動減圧機能)
7 個開放による原子炉減圧（25 分）

2500

蒸気流量

蒸気流量

2000

1500

(t／h)
（t/h）

逃がし安全弁（安全弁機能）（原子炉圧力制御）

1000

500

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG3FR012

第 2.6−23 図

逃がし安全弁からの蒸気流量の推移（約 9.5cm ２ の破断）

2.6-56

500

原子炉圧力容器内の保有水 量

原子炉圧力容器内の保有水量（ｔ）(t)

逃がし安全弁（自動減圧機能）
7 個開放による水量減少（25 分）

400

逃がし安全弁（安全弁機能）の圧力制御による水量減少

300

200

原子炉注水開始による水量回復

100

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG3FR012

第 2.6−24 図

原子炉圧力容器内の保有水量の推移（約 9.5cm ２ の破断）

1200
燃料被覆管最高温度発生（約 842℃，約 31 分）（発熱部 10 分割中，下から 7 番目の位置）

1000

燃料被覆 管温度

燃料被覆管温度（℃）(℃)

原子炉スクラム後の出力低下及び減圧に伴う冷却材飽和温度低下により燃料被覆
管温度が低下
炉心露出による
燃料被覆管温度上昇

800

600

炉心再冠水により飽和温度付近まで低下400

200

原子炉減圧による飽和温度の低下（25 分）

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG3FR012

第 2.6−25 図２

燃料被覆管温度の推移（約 9.5cm の破断）

2.6-57

1.0E+6
核沸騰冷却（ボイド率に対応した値）

1.0E+5

蒸気冷却

核沸騰冷却(再冠水後)
遷移沸騰冷却

熱伝達係数

熱伝達係数

核沸騰冷却

1.0E+4

膜沸騰冷却(冠水時)
噴霧流冷却(露出時)

ボイド率増加に伴う熱伝達係数低下

1.0E+3(W／(m２・K))（W/(m2･K)）
1.0E+2
燃料被覆管最高温度
発生位置露出1.0E+1

燃料被覆管最高温度
発生位置再冠水

1.0E+0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG3FR012

第 2.6−26 図

燃料被覆管最高温度発生位置における熱伝達係数（約 9.5cm ２ の破断）

1.2
燃料被覆管最高温度
発生位置再冠水

燃料被覆管最高温度
発生位置露出

1

ボイド率

ボイド率

0.8

0.6

(−)
（−）
露出と冠水
を繰り返す

0.4

0.2

原子炉減圧に伴う水位上昇によるボイド率減少（25 分）

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG3FR012

第 2.6−27 図

燃料被覆管最高温度発生位置におけるボイド率（約 9.5cm ２ の破断）
2.6-58

1.2
下部プレナムでの水位形成の繰り返しに伴いボイド率が変化

1

ボイド率

ボイド率

0.8

0.6

逃がし安全弁（安全弁機能）開閉によるボイド率増減

（−）

(−)

0.4

0.2
原子炉減圧に伴うボイド率増加（25 分）

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG3FR012

第 2.6−28 図

高出力燃料集合体のボイド率の推移（約 9.5cm ２ の破断）

1.2

1
下部プレナムでの水位形成により炉心部の冷却材が落下しボイド率が増加

ボイド率

ボイド率

0.8

減圧率の低下に伴いボイド率減少

0.6

（−）
(−)

原子炉減圧に伴うボイド率増加（25 分）

0.4

0.2

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG3FR012

第 2.6−29 図

炉心下部プレナム部のボイド率の推移（約 9.5cm２ の破断）

2.6-59300
差圧流モデル

平衡均質流モデル

平衡均質流モデル

破断流量

破断流量

逃がし安全弁（安全弁機能）の圧力制御による原子炉圧力変化に伴う変化

200

臨界流モデルが平衡均質流モデルから差圧流モデルに切り替わるタイミングでの不連続な変化（差圧流モデルは単純な理論式により破断流量を大きめに評価）

(t/h)
(t／h)
100

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG3FR012

第 2.6−30 図

２

破断流量の推移（約 9.5cm の破断）

2.6-6010000
GEMP731
ORNL3626

燃 料被 覆管 の最 高温 度 及 び
円周方向応力の最高値

ORNL3626(照射)GEMP683
GEVNC(0.56℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(2.8 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(5.6 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)

1000

周
方
向
の
応

円 周 方 向 の 応 力

円

GEVNC(0.56℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(2.8 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(5.6 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)
NUREG-0630,DATA F(ORNL)NUREG-0630,DATA H(KfK FABIOLA)NUREG-0630,DATA I(ORNL)NUREG-0630,DATA J(KfK)
KfK(0.8〜1.6K/s)(REBEKA Single Rod)100

JNES(内圧破裂試験)
NFI他(内圧破裂試験)

ベストフィット曲線

力(N／mm２ )平均値−２σ曲線(N/mm2)
10

1
0

100

200

300

400

500

600

700

800

900

1000

1100

1200

1300

1400

1500

1600

燃 料 被 覆 管 温 度 (℃)

第 2.6−31 図

燃料被覆管破裂が発生した時点の燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係（約 9.5cm２ の破断）

2.6-61

10

シュラウド外水位がジェットポンプ頂部まで低下すると流路が減少し水頭が小さくなるまで，シュラウド内及びジェット
ポンプ内の水位の低下が早まる傾向になる。
水位低下による発熱部冠水長さの減少に
より，逃がし安全弁開閉間隔が広がる。

8

原子炉圧力

原子炉圧力

（MPa[abs]）(MPa[abs])

6

4

2

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2QR001

第 2.6−32 図

原子炉圧力の推移（遅れ時間 10 分）

20

原子炉水位 （シュラウド内 外水位）

原子炉水位（シュラウド内外水位）

炉心上部プレナム

15

10
シュラウド外シュラウド内5

炉心下部プレナム（ｍ）(m)

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2QR001

第 2.6−33 図※※

原子炉水位（シュラウド内外水位）の推移 （遅れ時間 10 分）

シュラウド内外水位はボイドを含む場合は，二相水位を示している。

2.6-621200

燃料被覆管最高温度発生（約 706℃）

1000

燃料被覆管温度

燃料被覆管温度

（℃）
(℃)

800

600

400

200

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2QR001

第 2.6−34 図

燃料被覆管温度の推移（遅れ時間 10 分）

2.6-63

第 2.6−1 表
確認及び操作

ＬＯＣＡ時注水機能喪失における重大事故等対策について（1／4）
手

順

常設設備

原 子 炉 ス ク ラ ム 及 び Ｌ Ｏ Ｃ Ａ ・原子炉がスクラムしたことを確認する。
発生の確認
・格納容器圧力が 13.7kPa[gage]に到達したことによりＬＯＣＡが発生したことを確認する。
高圧注水機能喪失の確認

2.6-64
高圧代替注水系の起動操作

低圧注水機能喪失の確認−

・原子炉水位が，原子炉水位異常低下（レベ 主蒸気隔離弁 ＊ＡＴＷＳ緩和設備
ル２）設定点に到達したことを確認する。
・高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却 （ 代 替 原 子 炉 再 循環系ポンプトリッ系の自動起動に失敗したことを確認する。
・高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却 プ機能）
系の手動起動操作を実施し，手動起動に失 逃 が し 安 全 弁 （ 安全弁機能） ＊
敗したことを確認する。
・これらにより，高圧注水機能喪失と判断する。
・主蒸気隔離弁が閉止し，逃がし安全弁（安全弁機能）により原子炉圧力が制御されていることを確認する。
・再循環系ポンプがトリップしたことを確認する。
・高圧注水機能喪失の確認後，一連の操作と 高圧代替注水系
して高圧代替注水系の系統構成操作及び起 サ プ レ ッ シ ョ ン ・
動操作を実施する。
チェンバ ＊
・高圧注水機能喪失及び高圧代替注水系の起 −動操作失敗後，一連の操作として低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）の手動起動操作を実施し，手動起動に失敗したことを確認する。
＊

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
−
平均出力領域計装 ＊起動領域計装 ＊ドライウェル圧力 ＊サ プレッション・チェ ンバ 圧
力＊−
原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
高 圧炉心スプレイ系系 統流 量＊

原 子炉隔離時冷却系系 統流 量＊

原子炉圧力 ＊
原子炉圧力（ＳＡ）−

高圧代替注水系系統流量−

低 圧炉心 スプレイ系 ポ ンプ 吐出圧力 ＊残 留熱除去系ポンプ吐 出圧 力＊

：有効性評価上考慮しない操作
既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 2.6−1 表
確認及び操作

ＬＯＣＡ時注水機能喪失における重大事故等対策について（2／4）
手

順

常設設備
・高圧炉心スプレイ系，原子炉隔離時冷却系， −低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）の回復操作を実施する。
常 設 低 圧 代 替 注 水 系 ポ ン プ を ・低圧注水機能喪失及びＬＯＣＡ発生の確認 常 設 低 圧 代 替 注 水用いた低圧代替注水系（常設）後，原子炉冷却材浄化系吸込弁の閉止操作 系ポンプの起動操作を実施し，常設代替注水ポンプを用いた低 代替淡水貯槽
圧代替注水系（常設）を起動する。
常設代替高圧電源
・外部電源が喪失している場合は，常設代替 装置
高圧電源装置を起動し，緊急用母線を受電 軽油貯蔵タンクする。
可 搬 型 代 替 注 水 中 型 ポ ン プ を ・低圧注水機能喪失の確認後，可搬型代替注 西側淡水貯水設備
用いた低圧代替注水系（可搬水中型ポンプ準備及びホース敷設等を実施型）の起動準備操作する。
逃がし安全弁（自動減圧機能） ・常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代 逃 が し 安 全 弁 （ 自の手動による原子炉減圧操作
替注水系（常設）の起動準備操作の完了後， 動減圧機能） ＊逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個の手動開 非 常 用 窒 素 供 給 系
高圧窒素ボンベ放により，原子炉減圧操作を実施する。
・原子炉水位が燃料有効長頂部を下回った場
合は，炉心損傷がないことを継続的に確認する。
・原子炉減圧により常設低圧代替注水系ポン 常 設 低 圧 代 替 注 水
原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（常設））
プを用いた低圧代替注水系（常設）からの 系ポンプ
原子炉注水が開始され，原子炉水位が回復 代替淡水貯槽したことを確認する。
常設代替高圧電源
・原子炉水位回復後は，原子炉水位を原子炉 装置
水位低（レベル３）設定点から原子炉水位 軽油貯蔵タンク
高（レベル８）設定点の間に維持する。
高圧注水機能及び低圧注水機
能の回復操作

2.6-65＊

重大事故等対処設備
可搬型設備
−
−

計装設備

−

常 設低 圧代 替注 水系ポンプ 吐
出圧力
緊急用Ｍ／Ｃ電圧

可搬型代替注水中型ポンプ−−

原子炉圧力 ＊
原子炉圧力（ＳＡ）
格 納容 器雰囲気放 射線 モニ タ
（Ｄ／Ｗ） ＊
格 納容 器雰囲気放 射線 モニ タ（Ｓ／Ｃ） ＊

原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
低 圧代 替注水系原 子炉 注水 流量
代替淡水貯槽水位：有効性評価上考慮しない操作
既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの−

第 2.6−1 表
確認及び操作代替循環冷却系による原子炉
注水操作及び格納容器除熱操
作

ＬＯＣＡ時注水機能喪失における重大事故等対策について（3／4）
手順

・海水系による冷却水供給が確保された時点
で代替循環冷却系を起動し，原子炉注水を実施する。
・格納容器圧力が 245kPa［gage］に到達した
場合は，代替循環冷却系による格納容器ス
プレイ操作を実施する。

2.6-66常 設 低 圧 代 替 注 水 系 ポ ン プ を ・格納容器圧力が 279kPa[gage] 又はドライウ
ェル雰囲気温度がドライウェル設計温度で用いた代替格納容器スプレイある 171℃に近接したことを確認する。
冷 却 系 (常 設 )に よ る 格 納 容 器
冷却操作
・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を実施する。
・サプレッション・プール水位が，通常水位＋5.5m に到達した時点で，格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱の準備を実施する。
・サプレッション・プール水位が，通常水位＋6.5m に到達した時点で，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を
停止する。
＊

常設設備
緊急用海水系
代替循環冷却系ポンプ
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク
サプレッション・
チェンバ ＊
常設低圧代替注水系ポンプ
代替淡水貯槽
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
−
ドライウェル圧力 ＊サプレッション・チェンバ圧力＊−

緊急用海水系流量（残留熱除去
系熱交換器）代 替循 環冷却系流 量原 子炉 注
水流量
代 替循 環冷却系格 納容 器ス プ
レイ流量
ドライウェル圧力 ＊ドライウェル雰囲気温度 ＊サプレッション・チェンバ圧力＊

低 圧代 替注水系格 納容 器ス プ
レイ流量
代替淡水貯槽水位
サプレッション・プール水位 ＊原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
低 圧代 替注水系原 子炉 注水 流量

：有効性評価上考慮しない操作
既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 2.6−1 表
確認及び操作

ＬＯＣＡ時注水機能喪失における重大事故等対策について（4／4）
手順

2.6-67

格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作（サプレッション・チェンバ側）

・原子炉満水操作として，原子炉水位を可能な限り高く維持する。
・格納容器圧力が 310kPa［gage］に到達したことを確認し，サプレッション・チェンバ側から格納容器圧力逃がし装置による格納
容器減圧及び除熱操作を実施する。
・なお，格納容器圧力逃がし装置が使用できない場合には，耐圧強化ベント系による格
納容器減圧及び除熱操作が可能である。

可搬型代替注水中型ポンプによる水源補給操作

・水源補給のための可搬型代替注水中型ポン
プの移動，ホース敷設等を実施する。
・代替淡水貯槽の残量に応じて，可搬型代替
注水中型ポンプにより西側淡水貯水設備から代替淡水貯槽に水源補給操作を実施する。
・タンクローリにより可搬型設備用軽油タン
クから可搬型代替注水中型ポンプへの燃料給油を実施する。
・代替燃料プール冷却系等を用いて使用済燃料プールへの注水及び冷却を実施する。

タンクローリによる燃料給油操作
使用済燃料プールの冷却操作＊

常設設備
格納容器圧力逃がし装置耐圧強化ベント系

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
−
ドライウェル圧力 ＊サプレッション・チェンバ圧力＊

サプレッション・プール水位 ＊格 納容 器雰囲気放 射線 モニ タ
（Ｄ／Ｗ） ＊
格 納容 器雰囲気放 射線 モニ タ（Ｓ／Ｃ） ＊フ ィル タ装置出口 放射 線モ ニタ（高レンジ・低レンジ）
代替淡水貯槽水位

代替淡水貯槽西側淡水貯水設備

可搬型代替注水中型ポンプ

可搬型設備用軽油
タンク

タンクローリ

−−−−：有効性評価上考慮しない操作
既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 2.6−2 表
項目

主要解析条件（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）（1／5）

主要解析条件

条件設定の考え方

原子炉側：ＳＡＦＥＲ
格納容器側：ＭＡＡＰ
3,293MW

定格熱出力を設定

6.93MPa[gage]

定格圧力を設定

原子炉水位

通常運転水位（セパレータ
スカート下端から＋126 ㎝）

通常運転水位を設定

炉心流量48,300t／h

定格流量を設定

炉心入口温度
炉心入口サブクール度

約 278℃
約 9℃

燃

９×９燃料（Ａ型）

熱平衡計算による値
熱平衡計算による値
９×９燃料（Ａ型）と９×９燃料（Ｂ型）は，熱水力的な特性はほぼ同等であり，その他の核的特性等の違いは燃料棒最大線出力密度の保守性に包含されることから，代表的に９×９燃料（Ａ型）を設定
初期の燃料棒線出力密度が大きい方が燃料被覆管温度の観点で厳しい設定となるため，保安規定の運転上の制限における上限値を設定
崩壊熱が大きい方が原子炉水位低下及び格納容器圧力上昇の観点で厳しい設定となるため，崩壊熱が大きくなる燃焼度の高い条件として，1 サイクルの運転期間（13 ヶ月）に調整運転期間（約 1 ヶ月）を考慮した運転期間に対応する燃焼度を設定
格納容器圧力の観点で厳しい高めの設定として，通常運転時の圧力を包含す
る値を設定
ドライウェル内ガス冷却装置の設計温度を設定

解析コード
原子炉熱出力原子炉圧力（圧力容器ドーム部）

初期条件

2.6-68

料

燃料棒最大線出力密度44.0kW／m

原子炉停止後の崩壊熱

ANSI／ANS-5.1-1979（燃焼度 33GWd／t）

格納容器圧力5kPa[gage]

ドライウェル雰囲気温度

57℃

本重要事故シーケンスの重要現象を評価できる解析コード

第 2.6−2 表
項目

格納容器体積（ドライウェル）主要解析条件（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）（2／5）

主要解析条件5,700m３

空間部：4,100m３
格納容器体積（サプレッション・チェンバ） 液相部：3,300m３

条件設定の考え方
設計値を設定サプレッション・プールでの圧力抑制効果が厳しくなる少なめの水量として，保安規定の運転上の制限における下限値を設定

初期条件

2.6-69
事故条件

サプレッション・プール水位

6.983m（通常水位−4.7cm）

サプレッション・プールでの圧力抑制効果が厳しくなる低めの水位として，保安規定の運転上の制限における下限値を設定

サプレッション・プール水
温度32℃

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

ベント管真空破壊装置
作動差圧

3.45kPa（ ドライウェル−サ
プレッション・チェンバ間
差圧）

設計値を設定外部水源の水温35℃

起因事象

再循環配管に
約 3.7cm２ 及び約 9.5cm２ の破断が発生安全機能の喪失に対する仮定

高圧注水機能喪失
低圧注水機能喪失
原子炉減圧機能喪失

外部電源

外部電源なし格納容器スプレイによる圧力抑制効果の観点で厳しい高めの水温として，年間の気象条件変化を包含する高めの水温を設定
破断位置は，冷却材の流出流量が大きくなるため炉心冷却の観点で厳しい液相部
配管とし，シュラウド内外で燃料被覆管温度及び事象進展に有意な差がないこと
及び格納容器破損防止対策の有効性評価では原子炉冷却材圧力バウンダリに接続する配管の中で最大口径の破断を想定することを考慮し，再循環配管とする。
破断面積は，低圧代替注水系（常設）を用いた原子炉注水により燃料被覆管の破裂発生を防止可能な範囲とし，不確かさを考慮して約 3.7 ㎝ ２ 及び約 9.5 ㎝ ２ とする。
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
また，原子炉減圧機能として自動減圧系の機能喪失を設定
給復水系が停止することで，原子炉水位の低下が早くなることから，炉心の冷却の観点で厳しくなる外部電源なしを設定。また，原子炉スクラムまで炉心の冷却の観点で厳しくなり，外部電源がある場合を包含する条件として，原子炉スクラ
ムは，原子炉水位低（レベル３）信号にて発生し，再循環系ポンプトリップが原
子炉水位異常低下（レベル２）信号にて発生するものとする

第 2.6−2 表
項

主要解析条件（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）（3／5）

目

主要解析条件

条件設定の考え方

原子炉スクラム

原子炉水位低（レベル３）信号（遅れ時間：1.05 秒）

設計値を設定主蒸気隔離弁

原子炉水位異常低下（レベル２）信号で閉止設計値を設定ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環系ポンプ
トリップ機能）原子炉水位異常低下（レベル２）信号で全台トリップ

設計値を設定重大事故等対策に関連する機器条件

2.6-70

設計値を設定（原子炉圧力制御時）
なお，安全弁機能は逃がし弁機能に比べて原子炉圧力が高め
安全弁機能
7.79MPa［gage］×2 個，385.2t／h（1 個当たり） に維持され，原子炉減圧操作時に原子炉圧力が所定の圧力に8.10MPa［gage］×4 個，400.5t／h（1 個当たり） 到達するまでの時間が遅くなるため，事象発生初期において8.17MPa［gage］×4 個，403.9t／h（1 個当たり） 高圧注水機能が喪失し低圧注水機能を用いて原子炉注水を8.24MPa［gage］×4 個，407.2t／h（1 個当たり） 実施する事故シーケンスにおいては，評価項目に対して厳し
8.31MPa［gage］×4 個，410.6t／h（1 個当たり） い条件となる（原子炉手動減圧操作時）
逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個を開放することによる原子炉減圧＜原子炉圧力と逃がし安全弁蒸気流量の関係＞
逃がし安全弁

逃がし安全弁の設計値に基づく原子炉圧力と蒸気流量の関係から設定

第 2.6−2 表
項目

主要解析条件（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）（4／5）
主要解析条件

条件設定の考え方
炉心冷却性の観点で厳しい設定として，機器設計上の最小要求値である最小流量特性を設定

2.6-71＜常設低圧代替注水系ポンプ 2 台による注水特性＞
4.0

3.0

低圧代替注水系（常設）（原子炉注水単独時）
最小流量特性（2 台）
・注水流量：0m３ ／h〜378m３ ／h
・注水圧力：0MPa[dif]〜2.38MPa[dif]原子炉圧力（MPa[dif]）

重大事故等対策に関連する機器条件

原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）設定点まで回復した以降は原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設
定点の範囲に維持

2.0

1.0

0.0
0

100

200

300

400

500

流量（m3 /h）

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）

格納容器圧力逃がし装置（原子炉注水と格納容器スプレイ併用時）
・注水流量：230m３ ／h（一定）
格納容器圧力が 217kPa[gage]に到達した場合は停止し，279kPa[gage]に到達した場合に再開し，
サプレッション・プール水位が通常水位＋6.5mに到達した場合に停止する。
スプレイ流量：130m３ ／h（一定）
排気流量：13.4kg／s（格納容器圧力 310kPa[gage]において）設計に基づき，併用時の注入先圧力及び系統圧損を考慮しても確保可能な流量を設定
サプレッション・プール水位の上昇が早くなり，格納容器圧
力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作までの操作
時間余裕の観点で厳しい条件として，運転手順の流量調整範囲（102m３ ／h〜130m３ ／h）における上限を設定
格納容器減圧特性の観点で厳しい設定として，機器設計上の最低要求値である最小流量特性を設定

第 2.6−2 表
項目

主要解析条件（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）（5／5）
主要解析条件2.6-72

重大事故等対 策に関連する操作 条件

逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（常設低圧代替注水系ポンプ 事象発生から 25 分後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
格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作（サプレッション・チェンバ側）

条件設定の考え方
運転手順に基づき，高圧・低圧注水機能喪失を確認し，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の準備が完了した時点で原子炉減圧を実施するため，外部電源がない場合も考慮し，状況判断，高圧注水機能喪失の確認，解析上考慮しない高圧代替注水系の起動操作，低圧
注水機能喪失の確認，常設低圧代替注水系ポンプを用いた
低圧代替注水系（常設）の起動操作及び逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作に要する時間を考慮して設定格納容器圧力279kPa[gage]到達時

運転手順に基づき格納容器ベント実施基準である格納容器
最高使用圧力（310kPa[gage]）に対する余裕を考慮して設
定

格納容器圧力310kPa[gage]到達時

運転手順に基づき，格納容器最高使用圧力を踏まえて設定

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

1.

事故シーケンスグループ「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」の特徴「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」は，原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する
配管に中小破断ＬＯＣＡが発生した後に，高圧注水機能及び低圧注水機能が喪失することを想定する。このため，原子炉へ注水する機能が喪失するとともに，破断口及び逃がし安全弁からの原子炉冷却材の流出により，原子炉水位が低下し，緩和措置が取られない場合には炉心が露出することで炉心損傷に至ることが特徴である。よって，「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」の有効性評価
においては，重大事故等対処設備である常設低圧代替注水系ポンプを用いた
低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を実施する。また，低圧注水機能喪失に伴い残留熱除去系による崩壊熱除去機能喪失を想定することから，代替循環冷却系に期待できない場合は，格納容器圧力逃がし装置を用いた格納容器除熱を実施する。
ＬＯＣＡ事象は，破断位置及び破断面積により原子炉冷却材の流出流量や原子炉圧力挙動が変化し，事象進展や評価結果に影響を与えることから，「Ｌ
ＯＣＡ時注水機能喪失」の炉心損傷防止対策の有効性評価における破断位置
及び破断面積の事故条件設定の考え方について以下に示す。

2.

事故シーケンスグループ「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」に対する評価項目「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」は格納容器圧力逃がし装置を使用する事故シーケンスグループであるため，「 実用発電用原子炉及びその付属施設の位置，構造及び設備基準に関する規則の解釈」及び「実用発電用原子炉に係る炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策の有効性評価に関する審査ガイド」に基づき，以下の評価項目をいずれも満足する必要がある。
添付 2.6.1-1

①炉心の著しい損傷が発生するおそれのないものであり，かつ炉心を十分に冷却できるものであること(a)

燃料被覆管の最高温度が 1,200℃以下であること(b)

燃料被覆管の酸化量は酸化反応が著しくなる前の被覆管厚さの15％以下であること②格納容器圧力逃がし装置を使用する事故シーケンスグループの有効性評価では，敷地境界での実効線量を評価し，周辺の公衆に対して著しい放射線被ばくリスクを与えないこと（発生事故当たりおおむね 5mSv
以下）

燃料被覆管温度の最高温度が 1,200℃以下で，①の評価項目を満足する場
合でも，燃料被覆管の最高温度が約 900℃を超え，破裂が発生する燃料棒の割合が 1％を超えると，燃料棒ギャップ中に蓄積した放射性物質が原子炉冷却材中に放出され，破断口及び逃がし安全弁を介して格納容器内に蓄積し，格納容器ベント実施時に環境に放出されることで，敷地境界外での実効線量が 5mSv を超過し，②の評価項目を満足しない（添付資料 2.6.7 参照）。また，
この場合には，格納容器内空間線量率がドライウェルで約 4.8×10 ３ Gy／h，
サプレッション・チェンバで約 4.3×10４ Gy／h を超えることから，炉心損傷後の運転手順へ移行する判断基準を上回る。
以上により，炉心損傷防止対策の有効性評価においては，燃料被覆管の破裂が発生しないことを判断の目安とする。

添付 2.6.1-2

3.

「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」の事故条件設定の考え方

3.1

破断位置の事故条件設定の考え方(1)

破断位置の分類
ＬＯＣＡの破断を想定する原子炉冷却材圧力バウンダリに接続する配管は，大きく以下の 3 通りに分類することができる。また，原子炉圧力容器に接続する代表的な配管（ノズル）を第 1 表及び第 1 図に示す。
ａ．気相部配管
気相部配管に破断が発生した場合は，液相部配管破断と比較して破断流量は小さくなる。また，原子炉の減圧が促進されることから，低圧の原子炉注水開始が早くなる。
ｂ．シュラウド外の液相部配管
液相部配管に破断が発生した場合は，配管の接続位置が低いほど水頭圧の影響により破断流量は大きくなる。シュラウド外の液相部配管に破断が発生した場合，燃料棒が配置されるシュラウド内からの原子炉冷却材流出は，崩壊熱による蒸発及びジェットポンプ上端からのオーバーフ
ローとなる。このため，シュラウド内に崩壊熱相当の流量で注水することにより，ジェットポンプ上端までのシュラウド内冠水は維持され，炉心冷却は確保される。
ｃ．シュラウド内の液相部配管
シュラウド内の液相部配管に破断が発生した場合，シュラウド内からの原子炉冷却材流出は，崩壊熱による蒸発，ジェットポンプ上端からのオーバーフロー及び破断口からの流出となる。このため，ジェットポン
プ上端までのシュラウド内冠水を維持するためには，崩壊熱相当の流量に破断流量を加えた原子炉注水が必要となる。

添付 2.6.1-3

第1表

代表的な原子炉圧力容器に接続する配管

添付 2.6.1-4

第1図

(2)

代表的な原子炉圧力容器に接続する配管

破断位置の違いによる影響について
破断位置の違いによる燃料被覆管温度挙動への影響を確認するため，気相部配管として主蒸気配管（出口ノズル）及びシュラウド内の液相部配管
添付 2.6.1-5

として配管高さの低い底部ドレン配管（出口ノズル）にベースケースと同じ約 3.7 ㎝ ２ （0.004ft２ ）の破断面積を設定した場合の感度解析を実施した。原子炉圧力，水位及び燃料被覆管温度挙動の比較を第 2 図に，評価結果の比較を第 2 表に示す。
この結果，気相部配管の破断を想定した場合は，シュラウド内外の液相部配管に破断を想定した場合と比較して，燃料被覆管最高温度が低くなる。
また，液相部配管についてはシュラウド内外で燃料被覆管温度及び事象進展に有意な差はない。したがって，格納容器破損防止対策の有効性評価（雰
囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損））において原子炉冷却材圧力バウンダリに接続する配管の中で最大口径である再循環配管（出口ノズル）の破断を想定していることを考慮し，「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」で想定する破断位置は，再循環配管（出口ノズル）を設定した。

第2表

破断位置の感度解析結果

破断位置
ａ.主蒸気配管（出口ノズル）（気相部配管）ｂ.再循環配管（出口ノズル）（シュラウド外の液相部配管）
ｃ.底部ドレン配管（出口ノズル）（シュラウド内の液相部配管）

破断面積

燃料被覆管最高温度
約 338℃

約 3.7 ㎝ ２

3.2

破断面積の事故条件設定の考え方(1)

燃料被覆管の破裂を回避可能な破断面積の範囲

約 616℃
約 617℃2.に示すとおり，「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」では，燃料被覆管の破裂が発生しないことを判断の目安としている。この考え方に基づき，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水により燃料被覆管の破裂を回避できる破断面積を感度解析により確認し，再添付 2.6.1-6

循環配管（出口ノズル）に対して約 9.5cm２ の破断面積の範囲までは燃料被覆管の破裂発生を防止することが可能であることを確認した。ベースケー
ス（約 3.7cm ２ ）と感度解析ケース（約 9.5cm２ ）との原子炉圧力，水位及び燃料被覆管温度挙動の比較を第 3 図に，感度解析の結果を第 3 表に示す。
第 3 図に示すとおり，ベースケースと感度解析ケースとでは，事象進展に有意な差が生じるものではない。また，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作による原子炉減圧（常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代
替注水系（常設）による原子炉注水）の操作条件（事象発生の 25 分後）は，
10 分間の状況判断の後に高圧炉心スプレイ系等の手動起動を試みる操作など一連の操作時間を考慮して設定したものであり，パラメータを起点とした条件設定としていないことから，破断面積の違いによる影響はない。

第3表

破断面積の感度解析結果

破断位置

破断面積

破裂の有無

再循環配管（出口ノズル）（シュラウド外の液相部配管）

約 9.5 ㎝ ２

無約 9.6 ㎝ ２

有(2)

有効性評価における破断面積の事故条件の設定
有効性評価においては，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作による原子炉減圧（常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水）に対して評価上の操作時間余裕を確認している。
再循環配管（出口ノズル）に対して破断面積の事故条件を燃料被覆管の破裂発生防止が可能な限界である約 9.5cm ２ の破断を設定すると，評価上の操作余裕時間がなくなることから，炉心損傷防止対策の有効性評価では，
燃料被覆管の破裂防止が可能であり，かつ，10 分程度の操作時間余裕が確保できる破断面積として，再循環配管（出口ノズル）に対して約 3.7cm ２
添付 2.6.1-7

の破断を事故条件として設定する。
また，約 9.5 ㎝ ２ の破断を想定し，これが運転員等操作の操作時間余裕を考慮せずに，燃料被覆管の破裂発生防止が可能な最大の破断面積となることを確認する。
なお，実際にＬＯＣＡが発生した場合，破断面積を確認することはできないため，運転手順においては，ＬＯＣＡ発生の確認（ドライウェル圧力が 13.7kPa[gage]に到達）後に炉心損傷発生の有無によってその後の対応手順を選択することとしている。また，ＬＯＣＡ時に高圧及び低圧注水機能が喪失する場合の有効性評価は，炉心損傷防止対策としての「ＬＯＣＡ
時注水機能喪失」及び「格納容器破損防止対策としての雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」により中小破断ＬＯＣＡから大破断ＬＯＣＡまでの範囲を確認している。

(3)

炉心損傷防止対策が有効である破断面積について
気相部配管，シュラウド内の液相部配管及びシュラウド外の液相部配管に対して常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水により燃料被覆管の破裂を回避できる破断面積を感度解析により確認した。評価結果を第 4 表並びに第 4 図及び第 5 図に示す。
この結果，低圧代替注水系（常設）による炉心損傷防止対策が有効に実施可能な破断面積の範囲は以下のとおりとなる。
ａ．主蒸気配管（出口ノズル）（気相部配管）：約 224cm ２ 以下
ｂ．再循環配管（出口ノズル）（シュラウド外の液相部配管）：
約 9.5cm２ 以下
ｃ．底部ドレン配管（出口ノズル）（シュラウド内の液相部配管）：
約 9.2cm２ 以下
添付 2.6.1-8

確率論的リスク評価（以下「ＰＲＡ」という。）では，ＮＵＲＥＧ−1150の定義と同様にＬＯＣＡを第 5 表のとおり分類しており，5″（約 126cm ２ ）以上の配管破断は大破断ＬＯＣＡと定義されることから，炉心損傷防止対策が有効に実施可能な気相部配管の破断面積は大破断ＬＯＣＡ相当となる。
一方，液相部配管破断は炉心損傷防止対策が有効に実施可能な破断面積は小さいが，原子炉冷却材の流出が長期的に継続すること及び原子炉の高圧状態が維持されるための原子炉減圧が必要となることから，事象進展の厳しさとしては中破断ＬＯＣＡ相当となる。

第4表

破断面積の感度解析結果

破断位置
ａ.主蒸気配管（出口ノズル）（気相部配管）ｂ.再循環配管（出口ノズル）（シュラウド外の液相部配管）
ｃ.底部ドレン配管（出口ノズル）（シュラウド内の液相部配管）

第5表
事象分類
漏えい
小破断
ＬＯＣＡ

破断面積
約 224 ㎝ ２
約 225 ㎝ ２
約 9.5 ㎝ ２
約 9.6 ㎝ ２
約 9.2 ㎝ ２
約 9.3 ㎝ ２

ＬＯＣＡ関連事象の分類定義

状態定義

等価破断径

常用系（ＣＲＤポンプ等）で補給可能な範囲
ＲＣＩＣで注水可能な範囲

中破断

小破断ＬＯＣＡと大破断ＬＯ

ＬＯＣＡ

ＣＡの中間範囲

大破断

事象発生により原子炉が減圧ＬＯＣＡ状態になる範囲

ＤＢＡ超過Ｌ
ＯＣＡ

破裂の有無
無
有
無
有
無
有

設計基準事象でのＬＯＣＡを超える範囲

添付 2.6.1-9

流出流量
（運転圧）

気相部配管（主蒸気配管）

シュラウド外液相部配管（再循環配管）
10

10

10
逃が し安 全 弁（ 自動 減 圧機 能 ）7 弁に よる 手 動減 圧（ 25 分 ）逃が し安 全 弁（ 自動 減 圧機 能 ）7 弁に よる 手 動減 圧（ 25 分 ）4（MPa[abs]）

8

原子炉圧力

原子炉圧力

原子炉圧力

6

6

4

（MPa[abs]）

2

2

0

10

20

30

40

50

10

20

30

40

50

0

60

20

レベル 3
レベル 2

10

レベル 1
燃料 有効 長 頂部

シュラウド外シュラウド内（平均出力燃料集合体）
シュラウド内（炉心下部プレナム

燃料 有効 長 底部

シュ ラウ ド 内
（炉 心上 部 プレ ナム ）

15

レベル 8
レベル 3
レベル 2

10

レベル 1
燃料 有効 長 頂部

シュ ラウ ド 外
シュ ラウ ド 内
（平 均出 力 燃料 集合 体 ）シュ ラウ ド 内
（炉 心下 部 プレ ナム

5（ｍ）

燃料 有効 長 底部

0

10

20

30

40

50

10

20

事故後の時間（min）

1200

1000

1000

燃料 被覆 管 最高 温度 発 生（約 338℃ ）

600

30

40

50

（℃）

400

20

30

10

レベル 1
燃料有効長頂部

シュ ラウ ド 外
シュ ラウ ド 内
（平 均出 力 燃料 集合 体 ）シュ ラウ ド 内
（炉 心下 部 プレ ナム

5

40

50

0

10

20

800

600

（℃）

400

第2図

40

50

60

燃料 被覆 管 最高 温度 発 生（約 617℃ ）

800

600

400

200

0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）

事故後の時間（min）

30

1000
燃料 被覆 管 最高 温度 発 生（約 616℃ ）060

燃料有効長底部

1200

0

0
10

レベル 2

事故後の時間（min）

200

200

0

レベル 3

60

燃料被覆管温度

燃料被覆管温度

燃料被覆管温度

800

60

レベル 8

事故後の時間（min）

1200

50

0

0

60

40

シュ ラウ ド 内
（炉 心上 部 プレ ナム ）

15

（ｍ）

0

0

30

20

原子炉水位（シュラウド内外水位）

レベル 8

原子炉水位（シュラウド内外水位）

原子炉水位（シュラウド内外水位）

シュラウド内（炉心上部プレナム）

（ｍ）

20

事故後の時間（min）

20

5

10

事故後の時間（min）

事故後の時間（min）

15

4

0

0

60

6

2

0

0

（℃）

逃が し安 全 弁（ 自動 減圧機能）
7 弁に よる 手 動減 圧（25 分）

88（MPa[abs]）

シュラウド内液相部配管（底部ドレン配管）

破断位置の違いによるパラメータ推移の違いの比較
添付 2.6.1-10

0

10

20

30
事故後の時間（min）

40

50

60

破断面積：約 3.7cm２

破断面積：約 9.5cm２
10

10

逃が し安 全 弁（ 自動 減 圧機 能 ）7 弁に よる 手 動減 圧（ 25 分 ）逃がし安全弁（自動減圧機 能 ）7 弁による手動減圧（25 分 ）
8

8
原子炉圧力

原子炉圧力
（MPa[abs]）

64（MPa[abs]）

6

4

2

2

0

0
0

10

20

30

40

50

0

60

10

20

30

20

50

60

20

レベル 8
レベル 3
レベル 2

10

レベル 1
燃料 有効 長頂部

シュラウド外シュラウド内（平均出力燃料集合体）
シュラウド内（炉心下部プレナム

5

燃料 有効 長底部

シュ ラウ ド 内
（炉 心上 部 プレ ナム ）原子炉水位（シュラウド内外 水位）

原子炉水位（シュラウド内外水位）

シュラウド内（炉心上部プレナム）

15

（ｍ）

0

10

20

30

40

50

レベル 8
レベル 3
レベル 2

15

レベル 1
燃料 有効 長頂部

10

シュ ラウ ド 外
シュ ラウ ド 内
（高 出力 燃 料集 合体 ）シュ ラウ ド 内
（炉 心下 部 プレ ナム

5
（ｍ）

0

燃料 有効 長
底部

0

60

0

10

20

事故後の時間（min）

30

40

50

60

事故後の時間（min）

1200

1200

1000

1000

燃料被覆管最高温度発生（約 616℃）
燃料被 覆管温度

燃料被覆管温 度（℃）

40

事故後の時間（min）

事故後の時間（min）

800

600

（℃）

400

200

燃料 被覆 管 最高 温度 発 生（約 842℃ ）

800

600

400

200

0

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）

第3図

0

10

20

30

40

事故後の時間（min）

破断面積約 3.7cm２ と約 9.5cm ２ とのパラメータ推移の比較

添付 2.6.1-11

50

60

10

8

原子炉圧力

6

4

（MPa[abs]）

2

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
20

原子炉水位（シュラウド内外水位）

炉心上部プレナム

15

レベル 8
レベル 3
レベル 2

10

レベル 1
燃料 有効 長 頂部
シュラウド外高出力燃料集合体
燃料 有効 長 底部

5

炉心下部プレナム

（ｍ）

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2ISL99AG3IR005

1200
燃料 被覆 管 最高 温度 発 生（約 887℃ ）1000

燃料被覆管温度
（℃）

800

600

400

200

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2ISL99AG3IR005

第4図２

主蒸気配管に約 224cm の破断面積を設定した場合

添付 2.6.1-12

10
逃が し安 全 弁（ 自動 減 圧機 能 ）7 弁に よる 手 動減 圧（ 25 分 ）8

原 子 炉圧 力（MPa[abs]）

6

4

2

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2DRN99AG3FR028

20

原子炉水位（シュラウド内外水位）

炉心上部プレナム

15

レベル 8
レベル 3
レベル 2

10

レベル 1
燃料 有効 長 頂部
シュラウド外高出力燃料集合体
燃料 有効 長 底部

5

炉心下部プレナム

（ｍ）

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2DRN99AG3FR028

1200
燃料 被覆 管 最高 温度 発 生（約 846℃ ）1000

燃 料 被覆 管 温 度

（℃）

800

600

400

200

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2DRN99AG3FR028

第5図

原子炉圧力容器底部ドレン配管に約 9.2cm２ の破断面積を設定した場合
添付 2.6.1-13

(4)再循環配管の破断に伴う炉心損傷の発生頻度について
原子炉冷却材圧力バウンダリの溶接箇所における配管の破断により，Ｌ
ＯＣＡが発生することを想定し，かつ，非常用炉心冷却系によるＬＯＣＡ
発生後の事象緩和に期待できないものとして，以下の式により炉心損傷頻度を算出した。
配管の破断による炉心損傷頻度
配管の機能維持に係る溶接線数
各LOCA発生頻度 各LOCA発生時の条件付き炉心損傷確率
原子炉圧力容器バウンダリでの全溶接線数

各系統の配管口径別の溶接線数と炉心損傷頻度を第 5 表に示す。なお，
ＬＯＣＡ発生頻度及び全非常用炉心冷却系機能喪失確率はＰＲＡで用いた値を使用した。

第5表
系統

溶接
線数 ※１

各系統における溶接線数とＬＯＣＡ後炉心損傷頻度
小破断ＬＯＣＡ
配管破断
条件付き
発生頻度
炉心損傷
(／炉年)
確率
1.3×10−５− ※２
7.2×10−６− ※２
7.2×10−６− ※２
8.0×10−６− ※２−６
8.0×10− ※２−６
8.0×10− ※２
7.4×10−５ 1.5×10−４
4.5×10−５
− ※２

炉心損傷
頻度
(／炉年)
− ※２
− ※２
− ※２
− ※２
− ※２
− ※２
1.1×10−８− ※２

溶接
線数 ※ １

中破断ＬＯＣＡ
配管破断
条件付き
発生頻度
炉心損傷
(／炉年)
確率
8.4×10−６−※２
4.8×10−６−※２
4.8×10−６−※２
5.3×10−６−※２−６
5.3×10−※２−６
5.3×10−※２
4.9×10−５ 1.5×10−４
3.0×10−５
−※２

RCIC
33
33
HPCS
19
19
LPCS
19
19
RHR-A
21
21
RHR-B
21
21
RHR-C
21
21
PLR
193
193
底部ﾄﾞﾚﾝ
118
118
その他の
原子炉圧
− ※２
− ※２
342
8.7×10−５−※２
342
1.3×10−４
力バウン
ダリ
合計
787
3.0×10−４787
2.0×10−４※1：溶接線数はクラス 1 機器の検査カテゴリ B-F 及び B-J から抽出。
※2：再循環配管の破断による炉心損傷頻度の算出には不要であるため，記載を省略した。

炉心損傷
頻度
(／炉年)
−※２
−※２
−※２
−※２
−※２
−※２
7.4×10−９−※２−※２

再循環配管の破断によりＬＯＣＡが発生し，非常用炉心冷却系による事象緩和ができず，炉心損傷に至る頻度は 1.8×10 −８ ／炉年である。なお，
破断面積約 9.5cm２ 以下のＬＯＣＡは炉心損傷防止が可能であるため，実際に炉心損傷に至る頻度は 1.8×10 −８ ／炉年より小さくなる。

添付 2.6.1-14

また，国内外の先進的な対策を考慮しても炉心損傷防止対策を有効に実施することが困難である大破断ＬＯＣＡについては，ＰＲＡにおいて，炉心損傷頻度を 3.0×10−９ ／炉年としている。なお，気相部配管の破断面積224cm２ 以下のＬＯＣＡは，炉心損傷防止が可能であるため，実際に炉心損傷に至る頻度は 3.0×10−９ ／炉年より小さくなる。したがって，再循環配管の破断により発生するＬＯＣＡで炉心損傷に至る頻度は十分に小さいものであると整理される。

(5)

国内外の先進的な対策との比較
炉心損傷防止対策が有効な破断面積以上のＬＯＣＡに対しては，炉心損傷防止対策を有効に実施することが困難であることから，審査ガイドに基づき,「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」に対する重大事故等対策である低圧代替
注水系（常設）が国内外の先進的な対策と同等であることを確認する。
炉心損傷防止対策が有効な破断面積以上のＬＯＣＡに対して炉心損傷防止対策を有効に実施するためには，ＬＯＣＡ時の原子炉水位低下速度に対して，燃料被覆管の破裂を回避できる大容量かつ即時の原子炉注水手段が必要となる。東海第二発電所と欧米のプラントで講じられている諸対策の対比を第 6 表に示す。
第 6 表に示すとおり，国外プラントにおいてＬＯＣＡ時の原子炉水位低下速度に対して，燃料被覆管の破裂を回避できる大容量かつ即時の原子炉注水手段については確認されなかった。
なお，東海第二発電所の重大事故等対策のうち高圧注水機能の強化策である蒸気駆動の常設高圧代替注水系ポンプは，国外では見られない対策であり，大破断ＬＯＣＡを除く事象初期において重要な高圧注水機能の多重性向上及び駆動源の多様性向上の観点で有用な対策である。
添付 2.6.1-15

第6表
事故シーケンス
グループ
LOCA 時注水機能喪失

機能
炉心冷却

「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」に対する国外における炉心損傷防止対策と東海第二発電所の対策との比較

東海第二発電所
・常設低圧代替注水系ポンプ
・常設高圧代替注水系ポンプ
・復水ポンプ・電動消火ポンプ・ディーゼル駆動消火ポンプ
・復水移送ポンプ
・制御棒駆動水圧系ポンプ
・ほう酸水注入系ポンプ
・代替循環冷却系ポンプ

・可搬型代替注水中型ポンプ

炉心損傷防止対策に係る設備又は操作
米国
ドイツ・ディーゼル駆動消火ポ ・独立非常用系の中圧注
ンプ(RHR 経由)
入ポンプ
・高圧サービス水系（RHR ・サービス水系（RHR 経経由）由）・RHRSW (RHR 経由)
・復水ポンプ（給水ポン・制御棒駆動機構ポンプ
プバイパスライン追・復水ポンプ設）
・インターナルポンプ・
シール水系ポンプ・ほう酸水注入系ポンプ
・制御棒駆動水系ポンプ
・サプレッションプール
ドレンポンプ（RHR 経
由）・1 次系満水ポンプ
・可搬型ポンプ

・可搬型消火ポンプ（サービス水系-RHR 経由）

下線部：有効性評価において有効性を確認する対策

添付 2.6.1-16

スウェーデンフィンランド・火災用ポンプ，ブース
ターポンプ（専用電源あり）−

・可搬型ポンプ−対策の概要
欧米では，既設又は追設する常設ポンプ及び可搬型ポンプによる多様な代替炉心冷却手段を整備している。
これらの代替炉心冷却手段のポンプの吐出容量は，最大でも 300m3／h 程度であり，燃料被覆管の破裂を回避できる大容量かつ即時の原子炉注水手段とは考えにくい。
東海第二発電所においても，既設，追設する常設
ポンプ及び可搬型ポンプによる代替炉心冷却手段
を対策としている。
これらの対策のうち，高圧注水機能の強化策である蒸気駆動の常設高圧代替注水系ポンプは，国外では見られない対策であり，大破断ＬＯＣＡを除く事
象初期において重要な高圧注水機能の多重性向上
及び駆動源の多様性向上の観点で有用な対策である。

非居住区域境界及び敷地境界での実効線量評価について【事象の概要】
1. ＬＯＣＡが発生し，高圧・低圧注水機能が喪失するが，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水により炉心は冠水が維持される。発生した蒸気は逃がし安全弁を通じてサプレッション・チェンバに移行する。
2. 事象発生から約 28 時間後，サプレッション・チェンバ圧力が 310kPa[gage]到達することにより格納容器ベント操作を実施する。
【評価結果】非居住区域境界及び敷地境界での実効線量は 5mSv に対して十分小さい。
【格 納容 器 圧力 逃が し装 置 】⑥耐圧強化ベント系を用い た排 気 筒放 出

添付 2.6.2-1②原子 炉 圧 力 容器 気 相 部
への 移行①b)原子炉冷却材中FP（初期存在量）

希ガ ス①a)追加 放 出分 FP 量①b)原子 炉 冷却 材中 FP 量
（初 期存 在 量）
②原子炉圧力容器気相部への 移行 割 合
③サプレッション・プー
ルの 除染 係 数（ ＤＦ ）④格納容器圧力逃がし装
置の 除染 係 数（ ＤＦ ）

耐圧 強化
ベン ト系

⑤格納容器圧力逃がし装置を用 いた 放 出（ 地上 放 出として 評価 ）

⑤大 気へ の 放出 量

約 6.0×10 １ ５ Bq−−

4.7×10 １ ２ Bq

100％

10％ （※ １ ）約 8.1％−−−（ ※２ ）

−

50

100

約 1.5×10 １ ４ Bq（※ ３）

約 2.0×10 １ ０ Bq（※ ３）

約 2.1×10 １ １ Bq（※ ３）

【耐 圧強 化 ベン ト】
希ガ ス①a)追加 放 出分 FP 量①a)追加放出分 FP

格納 容器 圧 力
逃が し装 置④格納容器圧力逃がし装置によ る除 染サプレッション・プール

気象 条件

実効 線量

①b)原子 炉 冷却 材中 FP 量
（初 期存 在 量）
②原子炉圧力容器気相部への 移行 割 合
③サプレッション・プー
ルの 除染 係 数

約 6.0×10 １ ５ Bq

よう 素
有 機
無 機
約 1.6×10 １ ３ Bq
約 3.8×10 １ ４ Bq
(よう 素 全体 の 4％)(よう 素 全体の 96％)−−

4.7×10 １ ２ Bq

100％

10％ （※ １ ）約 8.1％−−−（ ※２ ）

約 1.0×10 １ ２ Bq
約 2.1×10 １ ３ Bq
約 1.5×10 １ ４ Bq
⑥大 気へ の 放出 量
（※ ３）
（※ ３）
（※ ３）
※１ ：残 り 90％ の 有機 よう 素は 原 子炉 冷 却材 中で 分 解さ れ， 無機 よ う素 と同 様 の 割合 で気 相 に移行す る。
※ ２ ： ド ラ イウ ェ ル か ら の ベ ン ト を 考 慮 し ， 保 守 的 にサ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル の Ｄ Ｆ を 考 慮 しな
いも のと す る。
※３ ：ベ ン ト開 始（ 事象 発生 28 時 間後 ） まで の放 射 性物 質の 自然 減 衰を 考慮
格納 容器 圧 力逃 がし 装置 （ 地上 放出 ）耐圧 強化 ベ ント （排 気筒 放 出）
【非 居住 区 域境 界】【非 居住 区 域境 界】−５３
相対 濃度 （ χ／ Ｑ） 約 2.9×10 s／ m
相対 濃度 （ χ／ Ｑ） 約 2.0×10 − ６ s／ m ３
相対 線量 （ Ｄ／ Ｑ） 約 4.0×10 − １ ９ Gy／ Bq
相対 線量 （ Ｄ／ Ｑ） 約 8.1×10 − ２ ０ Gy／ Bq【敷 地境 界 】
【敷 地境 界 】
相対 濃度 （ χ／ Ｑ） 約 8.2×10 − ５ s／ m ３
相対 濃度 （ χ／ Ｑ） 約 2.0×10 − ６ s／ m ３−１９
相対 線量 （ Ｄ／ Ｑ） 約 9.9×10
Gy／ Bq
相対 線量 （ Ｄ／ Ｑ） 約 8.0×10 − ２ ０ Gy／ Bq
非居 住区 域 境界 ：約 1.6×10 − １ mSv
非居 住区 域 境界 ：約 6.2×10 − １ mSv
敷地 境界：約 4.1×10 − １ mSv
敷地 境界：約 6.2×10 − １ mSv

添付資料 2.6.2③サプ レッ シ ョ ン ・ プ ー ル のスクラビ ン グ

よう 素
有 機
無 機
約 3.8×10 １ ４ Bq
約 1.6×10 １ ３ Bq
(よう 素 全体 の 4％)(よう 素 全体の 96％)

燃料棒から追加放出される希ガス
約 6.0×10１ ５ Bq

原子炉圧力容器気相部への放出
放出割合：100％

原子炉圧力容器内気相中の希ガス

原子炉圧力容器からサプレッション・チェンバへの放出
放出割合：100％

格納容器内気相中の希ガス

格納容器圧力逃がし装置から大気へ放出
放出割合：100％

格納容器圧力逃がし装置から放出される希ガス
約 1.5×10１４ Bq ※格納容器圧力逃がし装置

地上放出※：ベント開始（事象発生 28 時間後）までの放射性物質の自然減衰を考慮

第1図

格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント時の放射性希ガスの大気放出過程（γ線実効エネルギ 0.5MeV 換算値）
添付 2.6.2-2

燃料棒から追加放出されるよう素
約 2.2×10１ ５ Bq
（Ｉ−131 等価量 約 3.9×10１４ Bq）

冷却材中に存在するよう素
約 6.0×10１３ Bq（Ｉ−131 等価量 約 4.7×10 １２ Bq）（有機よう素割合：4％）（無機よう素割合：96％）

原子炉圧力容器
気相部への放出
放出割合：10％（冷却材中への分解：90％）

原子炉圧力容器内気相中の有機よう素

原子炉圧力容器内液相中の無機よう素

原子炉圧力容器からサプレッション・チェンバへの放出
放出割合：100％

原子炉圧力容器からサプレッション・チェンバへの放出
キャリーオーバー割合：2％

格納容器内気相中のよう素

格納容器圧力逃がし装置から大気へ放出
放出割合：100％
無機よう素の除染係数：100
有機よう素の除染係数： 50

格納容器圧力逃がし装置から放出されるよう素
約 3.9×10１１ Bq ※（Ｉ−131 等価量 約 2.3×10 １１ Bq）

格納容器圧力逃がし装置

地上放出※：ベント開始（事象発生 28 時間後）までの放射性物質の自然減衰を考慮

第2図

格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント時の放射性よう素の大気放出過程

添付 2.6.2-3

燃料棒から追加放出される希ガス
約 6.0×10１ ５ Bq

原子炉圧力容器気相部への放出
放出割合：100％

原子炉圧力容器内気相中の希ガス

原子炉圧力容器からサプレッション・チェンバへの放出
放出割合：100％

格納容器内気相中の希ガス

耐圧強化ベントから大気へ放出
放出割合：100％

耐圧強化ベントから放出される希ガス
約 1.5×10１４ Bq ※耐圧強化ベント

排気筒放出※：ベント開始（事象発生 28 時間後）までの放射性物質の自然減衰を考慮

第3図

耐圧強化ベント系による格納容器ベント時の放射性希ガスの大気放出過程（γ線実効エネルギ 0.5MeV 換算値）
添付 2.6.2-4

燃料棒から追加放出されるよう素
約 2.2×10１ ５ Bq
（Ｉ−131 等価量 約 3.9×10１４ Bq）

冷却材中に存在するよう素
約 6.0×10１３ Bq（Ｉ−131 等価量 約 4.7×10 １２ Bq）（有機よう素割合：4％）（無機よう素割合：96％）

原子炉圧力容器
気相部への放出
放出割合：10％（冷却材中への分解：90％）

原子炉圧力容器内気相中の有機よう素

原子炉圧力容器内液相中の無機よう素

原子炉圧力容器からサプレッション・チェンバへの放出
放出割合：100％

原子炉圧力容器からサプレッション・チェンバへの放出
キャリーオーバー割合：2％

格納容器内気相中のよう素

耐圧強化ベントから大気へ放出
放出割合：100％
無機よう素の除染係数：1
有機よう素の除染係数：1

格納容器圧力逃がし装置から放出されるよう素
約 3.7×10１３ Bq ※（Ｉ−131 等価量 約 2.2×10 １３ Bq）

耐圧強化ベント

排気筒放出※：ベント開始（事象発生 28 時間後）までの放射性物質の自然減衰を考慮

第4図

耐圧強化ベント系による格納容器ベント時の放射性よう素の大気放出過程

添付 2.6.2-5

別紙 1「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」における線量評価について

1.

「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」の線量評価について「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」の線量評価では，周辺の公衆に対し，著しい放射線被ばくリスクを与えないこと（発生事故当たり概ね 5mSv 以下）を確認することとしており，これは，安全評価指針 ※１ に基づく設計基準事故の線量評価における判断基準と同様となっている。
安全評価指針に基づく事故時の線量評価は，周辺公衆への放射線の影響を評価する観点から，従来から非居住区域境界に線量評価点を設定し評価しており，「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」の線量評価についても非居住区域境界における評価を行っている。
また，有効性評価ガイド ※ ２ では，「敷地境界で実効線量を評価」するとしており，「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」においては，東海第二発電所の敷地（東海発電所含む。）境界に線量評価点を設定し，線量評価を行っている。

2.

線量評価点の設定について「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」における格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系による格納容器ベント実施時の非居住区域境界及び敷地境界の線
量評価を行った。
放出源は，格納容器圧力逃がし装置によるベントにおいては原子炉建屋屋
上にある格納容器圧力逃がし装置排気口，耐圧強化ベント系によるベントにおいては排気筒とし，放出源を中心とした 16 方位（海側方位を除く。）における非居住区域境界及び敷地境界に線量評価点を設定した。非居住区域境界※１ 発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針※２ 実用発電用原子炉に係る炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策の有効性評価
に関する審査ガイド

添付 2.6.2-6

の線量評価点を第 5 図及び第 6 図に示す。また，敷地境界における線量評価
点を第 7 図及び第 8 図に示す。

3.

線量評価結果について
非居住区域境界及び敷地境界における陸側方位の線量評価結果のうち，最大の線量となる方位の線量評価結果を第 1 表に示す。また，操作時間余裕を把握するために実施した原子炉注水が 25 分遅れた場合の線量評価結果を第 2表に示す。
耐圧強化ベント系によるベントにおいては，最大の線量となる方位の評価
距離に大きな違いがないため，線量評価結果に影響はない。また，格納容器逃がし装置によるベントにおいては，評価距離の短縮により，敷地境界における線量が増加するが，有効性評価ガイドに基づく周辺の公衆に対し，著しい放射線被ばくリスクに対する判断基準である 5mSv を満足している。

第1表「ＬＯＣＡ時注水機能喪失時」の線量評価結果

放出源

耐圧強化ベント系によるベント

格納容器圧力逃がし装置によるベント

評価地点

評価方位

評価距離

非居住区域
境界

Ｗ

530m

6.2×10−１ mSv

敷地境界

Ｗ

500m

6.2×10−１ mSv

非居住区域
境界

ＮＷ

600m

1.6×10−１ mSv

敷地境界

ＳＷ

390m

4.1×10−１ mSv

添付 2.6.2-7

線

量

第2表

「ＬＯＣＡ時注水機能喪失時」の線量評価結果（原子炉注水が 25 分遅れた場合）

放出源

耐圧強化ベント系によるベント

格納容器圧力逃がし装置によるベント

評価地点

評価方位

評価距離

線

量

非居住区域
境界

Ｗ

530m

4.4×10０ mSv

敷地境界

Ｗ

500m

4.4×10０ mSv

非居住区域
境界

ＮＷ

600m

1.1×10０ mSv

敷地境界

ＳＷ

390m

2.8×10０ mSv

また，炉心損傷防止対策の有効性評価では，上記以外に「格納容器バイパ
ス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）」（以下「ＩＳＬＯＣＡ」という。）
についても周辺公衆への放射線の影響を確認しており，非居住区域境界及び敷地境界における線量評価結果は第 3 表のとおりであり，判断基準である
5mSv を満足している。

第3表
放出源

原子炉建屋

ＩＳＬＯＣＡ時の線量評価結果
評価地点

評価方位

評価距離

非居住区域
境界

ＮＷ

600m

1.2×10−１ mSv

敷地境界

ＳＷ

390m

3.3×10−１ mSv

添付 2.6.2-8

線

量

第 5 図 「耐圧強化ベント系によるベント」における非居住区域境界の線量
添付 2.6.2-9

第6図「格納容器圧力逃がし装置によるベント」の非居住区域境界の線量
添付 2.6.2-10

添付 2.6-11
第 7 図 「耐圧強化ベント系によるベント」における敷地境界の線量評価点

添付 2.6-12
第8図「格納容器圧力逃がし装置によるベント」における敷地境界の線量評価点

別紙 1

参考 1

重大事故に至るおそれがある事故における非居住区域境界の線量評価について

重大事故に至るおそれがある事故の線量評価において，隣接事業所（国立研
究開発法人日本原子力研究開発機構，国立大学法人東京大学及び公益財団法人
核物質管理センター）の非居住区域を含めた区域の境界に線量評価点を設定し，評価を行っている。
東海第二発電所では，既許可申請書における事故時の線量評価においては，
従来から非居住区域境界に線量評価点を設定しており，新規制基準で求められている設計基準事故及び重大事故に至るおそれのある事故の線量評価においても以下の理由から非居住区域境界に線量評価点を設定し線量評価を行っている。

1.

既許可申請書における線量評価点について
当初申請においては，原子炉立地審査指針（以下「立地指針」という。）に基づく立地評価を行っており，立地評価では，周辺公衆の離隔に関する評価として，公衆が原則として居住しない区域（非居住区域）外で周辺の公衆に
放射線障害を与えないことを確認するとしている。
周辺監視区域内は，法令により人の居住を禁止すること，業務上立ち入る者以外の者の立ち入りを制限することとなっていることから，東海第二発電所の敷地を取り囲むように設定されているＪＡＥＡの周辺監視区域内も含めた非居住区域に，線量評価点を設定し，事故時の線量評価を行っている。
（参
考 2 参照）
また，後に定められた「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針」（以下「安全評価指針」という。）に基づく安全設計評価においては，
事故時の周辺の公衆に対し，著しい放射線被ばくのリスクを与えないことを添付 2.6.2-13

確認するとしているが，周辺の公衆に与える放射線の影響を評価する観点では，立地評価の考え方と同等であり，東海第二発電所においては，安全設計評価における線量評価点についても非居住区域境界とした。

2.

新規制基準に係る変更申請における線量評価点について
現在も，線量評価点の考え方は当初申請から変わりがないことから，東海
第二発電所の隣接事業所（ＪＡＥＡ，国立大学法人東京大学及び公益財団法
人核物質管理センター）の非居住区域（周辺監視区域）境界を線量評価点としている。
新規制基準で求められている評価である，設計基準事故及び重大事故に至るおそれのある事故においても周辺の公衆に対し，著しい放射線被ばくのリ
スクを与えないことを確認することとしており，周辺の公衆に与える放射線の影響を評価する観点では，従来からの考え方から変わりがないことから，
非居住区域境界に線量評価点を設定し線量評価を行っている。（参考 3 参照）

3.

ＪＡＥＡとの整合性について
ＪＡＥＡの試験研究炉等（ＮＳＲＲ，ＳＴＡＣＹ，ＪＲＲ−３等）の原子炉に係る原子炉設置許可申請書の事故時の評価においても，東海第二発電所の線量評価点の設定と同じ考え方から，東海第二発電所と同様に周辺施設を含めた，非居住区域境界に線量評価点を設定し評価を行っている。

添付 2.6.2-14

別紙 1

参考 2

東海第二発電所の敷地及び非居住区域について

昭和 30 年代に東海発電所は，現在の国立研究開発法人日本原子力研究開発機
構（以下「ＪＡＥＡ」という。）の敷地内に当社が土地を取得し，建設が進められ，敷地境界に周辺監視区境界が設定された。（参考第 2-1 図参照）
昭和 40 年代に東海第二発電所は，東海発電所の敷地及び周辺監視区域内に設置することとし，建設資機材置場を設置する場所を確保するために，仮設用地として東海発電所から北側のＪＡＥＡの土地を借用することとした。この際に，建設資機材置場を含めた敷地を周辺監視区域とすることとし，東海発電所の周辺監視区域を北側に東海第二発電所から約 540m 地点，西側は国道 245 号線沿いまで拡大し，ＪＡＥＡの周辺監視区域を含めて非居住区域とした。
（参考第 2-2
図参照）
その後，東海発電所から北側の敷地については，一部を除き当社が土地を取得し，現在の敷地及び周辺監視区域となり，隣接事業所の周辺監視区域を含めて非居住区域とした。（参考第 2-3 図参照）

添付 2.6.2-15

添付 2.6-16
参考第 2-1 図

東海発電所
申請許可時
（昭和 30 年代）

参考第 2-2 図

東海第二発電所
当初申請時（昭和 40 年代）

参考第 2-3 図

東海第二発電所
新規制補正申請時（平成 29 年）

東海及び東海第二発電所の周辺監視区域境界

東海及び東海第二発電所敷地

隣接事業所の周辺監視区域境界

隣接事業所敷地

非居住区域境界東海第二発電所建設資材仮設用地

別紙 1

参考 3

既許可申請書の線量評価点について

東海第二発電所の既許可申請書における線量評価においては，東海発電所及び東海第二発電所に隣接する事業所（国立研究開発法人日本原子力研究開発機
構，国立大学法人東京大学及び公益財団法人核物質管理センター）の非居住区域を含め，参考第 3-1 図及び参考第 3-2 図に線量評価点を示すとおり，その境界に線量計算点を設定し，放出された放射性物質による線量が最大となる地点を選定している。

添付 2.6.2-17

参考第 3-1 図

添付 2.6.2-18

参考第 3-2 図

添付 2.6.2-19

別紙 1

参考 4

非居住区域内の来訪者等について

東海第二発電所及び隣接事業者の非居住区域内には資機材運搬，会議等で立入る者がいるが，非居住区域（周辺監視区域）の入域に当たっては業務上立入ることを確認しており，立入者の人数，所在等を把握しており，事業者の指示に従い行動することになる。また，事故等の際には，非居住区域内の立入者の不要な被ばくを避けるために，非居住区域外への退避等の必要な対処を迅速に行うこととなる。
具体的な対応については，各事業所が原子力災害対策特別措置法（以下「原災法」という。）に基づき定めている，原子力事業者防災業務計画（以下「防災業務計画」という。）に記載されており，防災業務計画には，発電所敷地内の原
子力災害活動に従事しない者及び来訪者等の退避に当たっては，退避誘導員を配置し，退避場所への退避が迅速かつ適切に行えるように特に配慮することとしている。
なお，東海第二発電所と隣接事業所においては，緊急事態が発生した場合における各事業所の相互協力のための「原子力事業所安全協力
協 定 （ 東 海 ノ ア 協 定 ）」 を 締 結 し て お り ， 事故等が発生した場合には相互に連絡を取り対応を行うこととしている。また，「 東 海 ノ ア 協 定 」に 基 づ き ，
緊急事態を想定した総合訓練を定期的に行っており，通報連絡を迅速に行うことができることを確認している。
上記から，東海第二発電所の事故等の際には，隣接事業者への連絡通報を迅速に行うことができ，隣接事業所においても，非居住区域内の来訪者等について退避等の必要な対応を速やかに行うことができる。
また，事故等の際に原子力災害の発生，拡大防止に必要な施設維持等の業務を行う原子力防災要員等については，非居住区域内にとして留まる可能性があ
添付 2.6.2-20

る。原子力防災要員等においては，放射線の環境状況により判断することとな
るが，既設の放射線管理設備により放射線業務従事者の線量限度，緊急作業時の線量限度等に基づき放射線管理を行い対応することが可能である。

別紙 1

添付 1

原子力事業者安全協定（東海ノア協定）

別紙 1

添付 2

協定発足の経緯

別紙 1

添付 3

協定加盟事業者

添付 2.6.2-21

別紙 1

添付 2.6.2-22

添付 1

添付 2.6.2-23

別紙 1

添付 2

協定の発足の経緯

ウラン加工工場の臨界事故を契機として，原子力施設の安全性向上には，原子力事業所の一層の自主努力と相互協力が必要との気運が高まったことに鑑み，
東海村，大洗町，旭村（現鉾田市），那珂町（現那珂市）及びひたちなか市に所在する

２１（現１８）の原子力事業所が相互に協力し，各事業所の施設の安全確保と従業員の資質の向上を図るとともに，その施設において緊急事態が発生した場合に各事業所が相互に協力することを目的として平成１２年１月２０
日付けで「原子力事業所安全協力協定」を締結しました。 「原子力事業所安全協力協定」を締結した２１（現１８）の原子力事業所が所在する市町村名の東海村と那珂町（現那珂市），大洗町，旭村（現鉾田市）及びひたちなか市のアルファベットの頭文字「ＮＯＡＨ」から東海ノアと称し，この協定を「東海ノア協定」とも呼んでおります。
（原子力事業所安全協力協定ＨＰより）添付 2.6.2-24

別紙 1

添付 3

加盟事業所の一覧（原子力事業所安全協力協定ＨＰより（平成 28 年 7 月 1 日現在））

公益財団法人核物質管理センター
原子燃料工業株式会社
株式会社

東海事業所

ジェー・シー・オー

住友金属鉱山株式会社

グループ事業管理室

創薬支援事業部

技術センター

創薬支援センター

工学系研究科原子力専攻

東北大学金属材料研究所
日揮株式会社

東海事業所

経営企画部

積水メディカル株式会社
東京大学大学院

東海保障措置センター

附属量子エネルギー材料科学国際研究センター

技術研究所

日本核燃料開発株式会社
日本原子力研究開発機構

原子力科学研究所

日本原子力研究開発機構

核燃料サイクル工学研究所

日本原子力研究開発機構

大洗研究開発センター

量子科学技術研究開発機構

那珂核融合研究所

日本原子力発電株式会社
日本照射サービス株式会社

東海事業本部

東海発電所・東海第二発電所

東海センター

ニュークリア・デベロップメント株式会社
三菱原子燃料株式会社
三菱マテリアル株式会社 エネルギー事業センター

那珂エネルギー開発研究所※下線の事業所が東海第二発電所隣接事業所

添付 2.6.2-25

別紙 2
格納容器内の放射性物質による直接線・スカイシャイン線の影響について

設計基準事故の「原子炉冷却材喪失」における格納容器内の線量率は，炉心損傷判定図から最も高い事象初期においても 10Sv／h 以下である。
また，格納容器を囲む 190cm のコンクリートによる減衰を考慮すると，格納容器外表面における線量率は，最低でも 6 桁減衰され，0.01mSv／h 以下である。
さらに，原子炉建屋等による減衰や格納容器外表面から線量評価点までの距離を考慮すると，その値はさらに小さくなり，耐圧強化ベント系によるベント
時の実効線量の約 6.2×10−１ mSv と比較して，無視できるほど小さい。

第9図

炉心損傷判定図

添付 2.6.2-26

別紙 3
破断面積 9.5cm２ の「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」時の実効線量評価について

破断面積約 9.5cm２ の「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」における格納容器ベント実
施時の実効線量を評価するにあたって，破断面積約 3.7cm ２ の場合の評価から変更となるパラメータは以下の 2 つである。
①格納容器ベント時間（減衰時間）②原子炉圧力容器気相部の核分裂生成物が逃がし安全弁を介して崩壊熱相
当の蒸気に同伴して格納容器内に移行する量①については，破断面積が増加したとしても，「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」で想定する格納容器圧力制御マネジメントの範囲内（炉心損傷前のマネジメント内）においては大きく変わるものではない。
また，②については，格納容器ベント時間に応じて増減し，格納容器ベント
時間が短くなれば減少し，判断基準に対する余裕が大きくなる方向のパラメータである。
したがって，破断面積約 9.5cm２ の「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」における格納容器ベント時間が破断面積約 3.7cm ２ の場合と比べて多少短くなったとしても，実効線量は大きく変わるものではないと考えられる。
なお，①の影響を確認するために，②の効果を考慮せずに，有効性評価で考慮する事故シーケンスのうち，最も格納容器ベント時間が短い「雰囲気圧力・温度による静的負荷」の 19 時間の時間減衰のみを考慮して実効線量を評価した
結果，格納容器圧力逃がし装置によるベント時の実効線量は約 2.0×10−１ mSv，耐圧強化ベント系によるベント時の実効線量は約 6.9×10−１ mSv である。

添付 2.6.2-27

非居住区域境界及び敷地境界での実効線量評価に対する指針との対比について

表

評価条件の安全審査指針に対する対応状況

評価条件(2.6 ＬＯＣＡ時注水機能喪失)
ａ．事故発生時の原子炉冷却材中の核分裂生成物の濃度は，運転上許容される I-131 の最大濃度とし，その組成を拡散組成とする。
これにより，事故発生時に原子炉冷却材中に存在するよう素は，
I-131 等価量で約 4.7×10１２ Bq となる。

添付 2.6.3-1ｂ．原子炉圧力の低下に伴う燃料棒からの核分裂生成物の追加放出
量は，I-131 については先行炉等での実測値の平均値に適切な余裕を見た値 ※ である 2.22×10１４ Bq とし，その他の核分裂生成物についてはその組成を平衡組成として求め，希ガスについてはよう
素の 2 倍の放出があるものとする。これにより，原子炉圧力の低下に伴う燃料棒からの追加放出量は，希ガスについてはγ線実効
エネルギ 0.5MeV 換算値で約 6.0×10 １ ５ Bq，よう素については
I-131 等価量で約 3.9×10１４ Bq となる。

「安全評価指針（付録Ⅰ）3.3.2 主蒸気管破断(ＢＷＲ)」(7) 事象発生前の原子炉冷却材中の核分裂生成物の濃度は、運転上許容される I-131 の最大濃度に相当する濃度とし、その組成は拡散組成とする。蒸気相中のハロゲン濃度は、液相の濃度の 2％とする。
「安全評価指針（付録Ⅰ）3.3.5 原子炉冷却材喪失（ＰＷＲ，ＢＷＲ）」(4) この事象により、新たに燃料棒の破損が生ずると計算された場合には、破損する燃料棒の状況に応じ、核分裂生成物の適切な放出量を仮定するものとする。また、新たに燃料棒の破損が生じないと計算された場合には、核分裂生成物の追加放出量を、3.3.2 又は 3.3.3 の場合と同様に評価する。
「安全評価指針（付録Ⅰ）3.3.2 主蒸気管破断(ＢＷＲ)」(8) 原子炉圧力の減少に伴う燃料棒からの追加放出量を、Ｉ-131 については先行炉等での実測値の平均値に適切な余裕をみた値とし、その他の核分裂生成物についてはその組成を平衡組成として求め、希ガス
についてはよう素の 2 倍の放出があるものと仮定する。核分裂生成物の追加放出割合は、原子炉圧力の低下割合に比例するものとする。事象の過程において、主蒸気隔離弁閉止前に燃料棒から放出された核分裂生成物が、隔離弁まで到達するのに要する時間については、評価上考慮することができる。

添付資料 2.6.3※：過去に実測された I-131 の追加放出量から，熱出力 1,000MW 当たりの追加放出量の出現頻度を用いて算出している。原子炉熱出力 3,440MW（定格の約 105％）の場
合，熱出力 1,000MW 当たりの I-131 の追加放出量の平均値に当たる値は 2.78×10
１３
Bq（750Ci）であり，東海第二発電所の線量評価で用いる追加放出量は，これ（1Ci＝3.7×10１に余裕を見込んだ 2.22×10１４ Bq（6,000Ci）を条件としている。
０
Bq）
出典元
・「沸騰水型原子力発電所 事故時の被ばく評価手法について」（HLR-021）

下線：対応箇所
安全審査指針「安全評価指針（付録Ⅰ）3.3.5 原子炉冷却材喪失（ＰＷＲ，ＢＷＲ）」(3) 事象発生前の原子炉冷却材中の格分裂生成物の濃度は、3.3.2 又は
3.3.3 の場合と同様に仮定する。

表

評価条件の安全評価審査指針に対する対応状況

評価条件(2.6 ＬＯＣＡ時注水機能喪失)
ｃ．燃料棒から追加放出されるよう素のうち，有機よう素は 4％とし，残りの 96％は無機よう素とする。

添付 2.6.3-2

ｄ．燃料棒から追加放出される核分裂生成物のうち，希ガスはすべて瞬時に気相部に移行するものとする。有機よう素のうち，10％は瞬時に移行するものとし，残りは分解するものとする。有機よう素から分解したよう素及び無機よう素が気相部にキャリーオー
バされる割合は 2％とする。

安全評価審査指針「安全評価指針（付録Ⅰ）3.3.5 原子炉冷却材喪失（ＰＷＲ，ＢＷＲ）」(5) この事象により、希ガス及びよう素は、原子炉格納容器内に放出されるものとする。燃料棒から原子炉格納容器内に放出されたよう素の
うち、有機よう素は 4％とし、残りの 96％は無機よう素とする。無機
よう素については、50％が原子炉格納容器内部に沈着し、漏えいに寄与しないものとする。さらに、無機よう素が、原子炉格納容器スプレ
イ水によって除去され、あるいはサプレッションプール水に溶解する効果を考慮することができる。この場合、除染率、気液分配係数等は、実験に基づく値とするか、あるいは十分な安全余裕を見込んだ値とする。有機よう素及び希ガスについては、これらの効果を無視するものとする。
「安全評価指針（付録Ⅰ）3.3.5 原子炉冷却材喪失（ＰＷＲ，ＢＷＲ）」(4) この事象により、新たに燃料棒の破損が生ずると計算された場合には、破損する燃料棒の状況に応じ、核分裂生成物の適切な放出量を仮定するものとする。また、新たに燃料棒の破損が生じないと計算された場合には、核分裂生成物の追加放出量を、3.3.2 又は 3.3.3 の場合と同様に評価する。
「安全評価指針（付録Ⅰ）3.3.2 主蒸気管破断(ＢＷＲ)」(9) 事象の過程において、燃料棒から放出されたよう素のうち、有機よう素は 4％とし、残りの 96％は無機よう素とする。有機よう素のうち10％は瞬時に気相部に移行するものとし、残りは分解するものとする。有機よう素が分解したよう素、無機よう素及びよう素以外のハロゲンが気相部にキャリーオーバーされる割合は、2％とする。希ガス
は、全て瞬時に気相部に移行するものとする。タービン建屋内に放出された有機よう素が分解したよう素、無機よう素及びよう素以外のハロゲンは、50％が床、壁等に沈着するものとする。

表

評価条件の安全評価審査指針に対する対応状況

評価条件(2.6 ＬＯＣＡ時注水機能喪失)
安全評価審査指針
ｅ．原子炉圧力容器気相部の核分裂生成物は，逃がし安全弁を介し ・「逃がし安全弁を介し崩壊熱相当の蒸気に同伴」についてて崩壊熱相当の蒸気に同伴し，格納容器内に移行するものとする。 「安全評価指針（付録Ⅰ）3.3.2 主蒸気管破断(ＢＷＲ)」
この場合，希ガス及び有機よう素の全量が，無機よう素は格納容(12) 主蒸気隔離弁閉止後は、残留熱除去系あるいは逃がし安全弁等を器ベント開始までに発生する崩壊熱相当の蒸気に伴う量が移行す
通して、崩壊熱相当の蒸気が、サプレッションプールに移行するもるものとする。
のとする。

添付 2.6.3-3
ｆ．サプレッション・チェンバの無機よう素は，サプレッション・
プールのスクラビングにより除去されなかったものが格納容器気相部へ移行するが，ドライウェルからのベントを踏まえ，スクラ
ビングの効果を考慮しないものとする。また，無機よう素の格納
容器内への沈着効果及び格納容器スプレイ水による除去効果は考慮しないものとする。核分裂生成物の減衰は，格納容器ベント開始までの期間について考慮する。

・各核種の移行量について「安全評価指針（付録Ⅰ）3.3.2 主蒸気管破断(ＢＷＲ)」(9) 事象の過程において、燃料棒から放出されたよう素のうち、有機
よう素は 4％とし、残りの 96％は無機よう素とする。有機よう素の
うち 10％は瞬時に気相部に移行するものとし、残りは分解するものとする。有機よう素が分解したよう素、無機よう素及びよう素以外のハロゲンが気相部にキャリーオーバーされる割合は、2％とする。
希ガスは、全て瞬時に気相部に移行するものとする。タービン建屋
内に放出された有機よう素が分解したよう素、無機よう素及びよう素以外のハロゲンは、50％が床、壁等に沈着するものとする。
「安全評価指針（付録Ⅰ）3.3.2 主蒸気管破断(ＢＷＲ)」(8) 原子炉圧力の減少に伴う燃料棒からの追加放出量を、Ｉ-131 については先行炉等での実測値の平均値に適切な余裕をみた値とし、その他の核分裂生成物についてはその組成を平衡組成として求め、希ガスについてはよう素の 2 倍の放出があるものと仮定する。核分裂
生成物の追加放出割合は、原子炉圧力の低下割合に比例するものとする。事象の過程において、主蒸気隔離弁閉止前に燃料棒から放出された核分裂生成物が、隔離弁まで到達するのに要する時間については、評価上考慮することができる。

評価条件(2.6 ＬＯＣＡ時注水機能喪失)
ｇ．核分裂生成物の格納容器からの漏えいは考慮しないものとする※

安全評価審査指針。
※

格納容器生成物の格納容器から建屋への漏えいを考慮する場合，建屋内に蓄積した核分裂生成物が原子炉建屋ガス処理系を介して大気に放出されるが，これによる非居住区域境界及び敷地境界での実効線量への影響は，格納容器
ベントにより核分裂生成物全量が大気に放出される条件の「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」と設計基準事故「環境への放射性物質の異常な放出」の「原子炉冷却材喪失」の非居住区域境界及び敷地境界の実効線量を比較することにより有意とならないことを確認し，格納容器圧力上昇の観点で厳しく格納容器
ベント時間が早くなることで核分裂生成物の減衰時間が短くなる漏えいなしを設定した。

添付 2.6.3-4

ｈ．非居住区域境界及び敷地境界における実効線量は，内部被ばく
による実効線 量及び外 部被ばく による実効線量の和として計算
し，よう素の内部被ばくによる実効線量(1)式で，希ガスの外部被
ばくによる実効線量は(2)式で，それぞれ計算する。
Ｈ Ｉ２ ＝Ｒ・Ｈ ∞ ・χ／Ｑ・Ｑ Ｉ(1)３
Ｒ：呼吸率（m ／h）
Ｈ∞：よう素を 1Bq 吸入した場合の小児の実効線量−７（1.6×10 Sv／Bq）
χ／Ｑ：相対濃度（s／m３ ）：事故期間中のよう素の大気放出量（Bq）
ＱＩ（I-131 等価量−小児実効線量係数換算）
Ｈ γ ＝Ｋ・Ｄ／Ｑ・Ｑ γ(2)Ｋ：空気吸収線量から実効線量への換算係数（K=1Sv／Gy）
Ｄ／Ｑ：相対線量（Gy／Bq）
Ｑγ：事故期間中の希ガスの大気放出量（Bq）（γ線実効エネルギ 0.5MeV 換算値）
ｉ．大気拡散条件については，格納容器圧力逃がし装置を用いる場
合は，地上放出，実効放出継続時間 1 時間の値として，相対濃度（χ／Ｑ）を 2.9×10 −５ s／m３ ，相対線量（Ｄ／Ｑ）を 4.0×10−
１９
Gy／Bq とし，耐圧強化ベントを用いる場合は，主排気筒放出，実効放出継続時間 1 時間の値として，相対濃度（χ／Ｑ）は 2.0「安全評価指針 付録Ⅱ」
1. 「事故」における線量評価
1.1 外部被ばくによる実効線量の評価
1.1.1 大気中に放出された放射性物質による実効線量
大気中に放出された放射性物質に起因する放射性雲からのガンマ線による実効線量は、「気象指針」に従い、放射性物質による空気カーマ
を用いた相対線量に基づいて評価する。空気カーマから実効線量への換
算係数は、1Sv／Gy とする。
また、放射性物質が高温高圧の原子炉冷却材とともに大気中に放出される過程が想定され、放射性物質を含む蒸気雲による被ばくを考慮する必要がある場合には、蒸気雲による被ばくを考慮する必要がある場合には、蒸気雲の形成及び移動速度を安全側に評価するものとする。
なお、ベータ線の外部被ばくによる実効線量は、ガンマ線による実効線量に比べ有意な値とはならないことから評価対象としない。
1.2

内部被ばくによる実効線量の評価
大気中に放出されたよう素の吸入摂取による実効線量は、「気象指針」
に従い、よう素の地表空気中の相対濃度及びよう素 131 等価量に基づいて次式により評価する。なお、計算に用いるパラメータ等は、第 1 表に示す小児（1 才）の値とする。
実効線量＝KHe・Ｍ・Ｑe・(χ／Ｑ)
KHe ：I−131 の吸入摂取による小児の実効線量係数

評価条件(2.6 ＬＯＣＡ時注水機能喪失)
×10−６ s／m３ ，相対線量（Ｄ／Ｑ）は 8.1×10−２ ０ Gy／Bq とする。

安全評価審査指針
M ：小児の呼吸率
Qe ：よう素の放出量（I−131 等価量）
(χ／Q)：相対濃度
なお、呼吸率については、よう素の放出の状況及び継続時間に応じて選択するものとする。
また、この場合の I−131 等価量 Qe とは I−131 の実効線量係数に対するよう素各同位体の実効線量係数の比を各同位体の量に応じて合算したものをいい、次式により計算する。
Q＝(K / K ・
) Q

ｅ

Ｈｉ

Ｈｅ

ｉ

ｉ

KHｉ ：各種 i の吸入摂取による小児の実効線量係数
Qｉ ：各種ｉの放出量

添付 2.6.3-5

第 1 表 よう素による実効線量の評価に使用するパラメータ等
パラメータ等記 号 単 位数 値
核種 i の吸入摂取によるI-131：1.6×10−４
小児の実効線量係数
I-132：2.3×10−６
KHｉ
mSv/Bq I-133：4.1×10−５
I-134：6.9×10−７
I-135：8.5×10−６
小児の呼吸率m３ /h0.31（活動時）
M
m３ /d
5.16（1 日平均）

「安全評価指針（付録Ⅰ）3.3.5 原子炉冷却材喪失（ＰＷＲ，ＢＷＲ）」(11) 環境に放出された核分裂生成物の拡散は、「気象指針」に従って評価するものとする。
「気象指針Ⅵ.想定事故時の大気拡散の解析方法」
想定事故時の線量計算に用いる放射性物質の地表空気中濃度は、単位放出率当たりの風下濃度(相対濃度と定義する)に事故期間中の放射性物

評価条件(2.6

ＬＯＣＡ時注水機能喪失)

安全評価審査指針
質の放出率を乗じて算出する。
1. 線量計算に用いる相対濃度(1) 相対濃度は、毎時刻の気象資料と実効的な放出継続期間(放射性物
質の放出率の時間的変化を考慮して定めるもので、以下実効放出継続時間という)をもとに方位別の着目地点について求める。
(2) 着目地点の相対濃度は、毎時刻の相対濃度を年間について小さい方から累積した場合、その累積出現頻度が 97％に当たる相対濃度とする。
(3) 線量計算に用いる相対濃度は、前記(2)で求めた相対濃度のうち最大の値を使用する。
2. 相対濃度の計算
相対濃度(χ／Q)は、(Ⅵ―1)式により計算する。

添付 2.6.3-6

c／Q＝

1 T
(X／Q)ｉ・ｄdｉ ……………………………(Ⅵ―1)
Ti1(χ／Q)：実効放出継続時間中の相対濃度(s／m3 )T：実効放出継続時間(h)(χ／Q)i：時刻 i における相対濃度(s／m3)d δ i ：時刻 i において風向が当該方位 d にあるときd δ i ＝1
時刻 i において風向が他の方位にあるとき dδ＝0
「気象指針 付記」
指針は気体状の放射性物質が放出源から数 km に拡散される場合の地
表空気中濃度の算出を中心に記述したものである。指針に明記していな
い事項については、指針の趣旨を踏まえ、当面次のように取り扱うこととする。
1. 放射性雲からのγ線量は、地表空気中農度を用いずに、放射性物質の空間濃度分布を算出し、これをγ線量計算モデルに適用して求める。
想定事故時のγ線量については、相対濃度(χ／Q)の代わ
りに、空間濃度分布とγ線量計算モデルを組み合わせた D／Q(相対線量と定義する)を使用して指針と同様な考え方により求め

評価条件(2.6

ＬＯＣＡ時注水機能喪失)

安全評価審査指針る。

ｊ．格納容器圧力逃がし装置による有機よう素の除染係数を 50，無機よう素の除染係数を 100 とする。

添付 2.6.3-7

参考

原子炉冷却材喪失（ＤＢＡ）との比較

ＬＯＣＡ時注水機能喪失（ＳＡ）

原子炉冷却材喪失（ＤＢＡ）

耐圧 強化 ベ ント 系を用い た排 気 筒放 出

原子 炉建 屋 内の 核分 裂生 成 物か らの
直接 線及 び スカ イシ ャイ ン 線を考慮 し な い

原子 炉建 屋 内の 核分 裂生 成 物か らの
直接 線及 び スカ イシ ャイ ン 線を 考慮

原子 炉圧 力 容器 気相 部へ の 移行

原子 炉圧 力 容器 気相 部へ の 移行

耐圧 強化 ベ ント 系
原子炉冷却材中FP（初期存在量）

原子 炉冷 却 材中FP（ 初期 存 在量 ）格 納 容器 圧 力 逃 が し 装置 を用 い た放 出 （ 地 上 放 出と して評 価）

原子 炉建 屋 ガス 処理 系

原子 炉建 屋 ガス 処理 系
格納容器内での沈 着

格納容器内での沈着なし

追加 放出 分 FP

追加 放出 分 FP

格納容器から原子炉建屋への漏えい
率：漏え い なし

格納 容器 圧 力
逃が し装 置格納容器から原子炉建屋への漏えい率：
0.5％ ／day

格納容器圧力逃がし装置による 除染

サプ レッ シ ョン・プー ルの ス クラ ビン グ
（無 機よ う 素Ｄ Ｆ＝ １０ ０ ）サプレッション ・ プー ル のス ク ラビ ング
によるＤＦを考 慮し ない

添付 2.6.3-8

非 常 用 ガ ス 再 循 環 系 及 び 非 常 用ガ ス
処理 系を 用 いた排気筒放出

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いて

炉心損傷防止対策の有効性評価を確認する事故シーケンスグループのうち，格納容器ベントを実施する「高圧・低圧注水機能喪失」，「崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）」及び「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」においては，
格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇を厳しく見積もる観点で，格納容器からの漏えいを考慮しない条件で評価を実施しており，敷地境界外における実効線量評価においてもこの条件を踏襲している。このため，格納容器からの漏えい及び非常用ガス処理系による系外放出を考慮した場合の敷地境界外の実効線量評
価への影響について，非常用ガス処理系による系外放出を考慮している設計基
準事故の「原子炉冷却材喪失」の評価結果と比較することにより確認した。
「原子炉冷却材喪失」及び「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」の評価条件の比較を
第 1 表に，敷地境界外の実効線量の評価結果の比較を第 2 表に示す。なお，非常用ガス処理系による系外放出を考慮している「原子炉冷却材喪失」の評価結果が「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」の評価結果と比較して十分に小さいことを確認する観点から，「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」の評価条件は，実効線量が小さくなるウェットウェルベントのケースを示した。第 1 表に示すとおり，無機よう
素及び有機よう素の格納容器気相部への移行割合は「原子炉冷却材喪失」の方が大きくなっているものの，「原子炉冷却材喪失」における放射性物質の系外への放出は格納容器漏えい率及び非常用ガス処理系の換気率に基づく緩やかなものであるため，「原子炉冷却材喪失」における実効線量は，「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」における実効線量よりも約 2 桁小さい値となっている。
以上により，「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」等の敷地境界外の実効線量評価において，格納容器からの漏えい及び非常用ガス処理系による系外放出の影響を考慮した場合でも，その影響は約 2 桁程度小さく，有意ではないことを確認した。
添付 2.6.4-1

第1表

評価条件の比較
原子炉冷却材喪失（設計基準事故）

ＬＯＣＡ時注水機能喪失

格納容器へ
の移行割合

格納容器内
での低減効
果

炉内液相部から気相部への
移行割合

希ガス

100％

100％

有機よう素

10％

100％

無機よう素

約 8.1％

100％

希ガス

炉内から格納容器への移行割合

有機よう素

サプレッショ
ン・プール除
染係数

希ガス

−

有機よう素

−

−

無機よう素

1／10（ＤＦ10）

1／101（分配係数 100）

格納容器内
沈着

希ガス

−

−

有機よう素

−

−

無機よう素

−

1／2
1

100％

無機よう素
−

格納容器気相部への移行割
合比 ※ １

希ガス

1

有機よう素

1

10

無機よう素

1

約 1.7

フィルタベント／非常用ガ
ス処理系による低減効果

希ガス

−

−

有機よう素

1／50（ＤＦ50）

3／100（除去効率 97％）

無機よう素

1／100（ＤＦ100）

3／100（除去効率 97％）

格納容器
漏えい率等

格納容器漏えい率；漏えいなし
格納容器ベント；約 28 時間後に100％放出

格納容器漏えい率：0.5％／day
非常用ガス処理系換気率；
1 回／day

χ／Ｑ

格納容器圧力逃がし装置（地上放出）：2.9×10− ５ s／m ３
耐圧強化ベント系（排気筒放出）※２：2.0×10− ６ s／m ３

Ｄ／Ｑ

格納容器圧力逃がし装置（地上放出）：4.0×10− １９ Gy／Bq
耐圧強化ベント系（排気筒放出）※２：8.1×10− ２０ Gy／Bq

大気拡散条件※１※２

非常用ガス処理系（排気筒放出）：8.0×10− ７ s／m ３※２

非常用ガス処理系（排気筒放出）：4.5×10− ２０ Gy／Bq※２

ＬＯＣＡ時注水機能喪失における格納容器気相部への移行割合を 1 として規格化した値
同じ排気筒放出の場合でも，実効放出継続時間の違いによりχ／Ｑ及びＤ／Ｑの値は異なる。

第2表

敷地境界外での実効線量評価結果の比較

事故シーケンスグループ等

放出経路
格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント（ウェットウェルベント）
ＬＯＣＡ時注水機能喪失
耐圧強化ベント系による格納容器ベント（ウェットウェルベント）
原子炉冷却材喪失（設計基準事故） 非常用ガス処理系による放出

添付 2.6.4-2

実効線量（mSv）
約 7.6×10−２
約 9.8×10−２
約 2.7×10−４燃料棒から追加放出される希ガス
約 6.0×10１ ５ Bq

原子炉圧力容器気相部への放出
放出割合：100％

原子炉圧力容器内気相中の希ガス

原子炉圧力容器からサプレッション・チェンバへの放出
放出割合：100％

格納容器内気相中の希ガス

格納容器圧力逃がし装置から大気へ放出
放出割合：100％

格納容器圧力逃がし装置から放出される希ガス
約 1.5×10１４ Bq ※格納容器圧力逃がし装置

地上放出※：ベント開始（事象発生 28 時間後）までの放射性物質の自然減衰を考慮

第1図

ＬＯＣＡ時注水機能喪失時の格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント時の放射性希ガスの大気放出過程（γ線実効エネルギ 0.5MeV 換算値）

添付 2.6.4-3

燃料棒から追加放出されるよう素
約 2.2×10１ ５ Bq
（Ｉ−131 等価量 約 3.9×10１４ Bq）

冷却材中に存在するよう素
約 6.0×10１３ Bq（Ｉ−131 等価量 約 4.7×10 １２ Bq）（有機よう素割合：4％）（無機よう素割合：96％）

原子炉圧力容器
気相部への放出
放出割合：10％（冷却材中への分解：90％）

原子炉圧力容器内気相中の有機よう素

原子炉圧力容器内液相中の無機よう素
原子炉圧力容器からサプレッション・チェンバへの放出
キャリーオーバー割合：2％

原子炉圧力容器からサプレッション・チェンバへの放出
放出割合：100％

サプレッション・プール水中のスクラビング等による除染係数：10

格納容器内気相中のよう素

格納容器圧力逃がし装置から大気へ放出
放出割合：100％
無機よう素の除染係数：100
有機よう素の除染係数： 50

格納容器圧力逃がし装置から放出されるよう素
約 7.0×10１０ Bq ※（Ｉ−131 等価量 約 4.1×10 １０ Bq）

格納容器圧力逃がし装置

地上放出※：ベント開始（事象発生 28 時間後）までの放射性物質の自然減衰を考慮

第2図

ＬＯＣＡ時注水機能喪失時の格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント時の放射性よう素の大気放出過程

添付 2.6.4-4燃料棒から追加放出される希ガス
約 6.0×10１ ５ Bq

原子炉圧力容器気相部への放出
放出割合：100％

原子炉圧力容器内気相中の希ガス

原子炉圧力容器からサプレッション・チェンバへの放出
放出割合：100％

格納容器内気相中の希ガス

耐圧強化ベント系から大気へ放出
放出割合：100％

耐圧強化ベントから放出される希ガス
約 1.5×10１４ Bq ※耐圧強化ベント

排気筒放出※：ベント開始（事象発生 28 時間後）までの放射性物質の自然減衰を考慮

第3図

ＬＯＣＡ時注水機能喪失時の耐圧強化ベント系による格納容器ベント時の放射性希ガスの大気放出過程（γ線実効エネルギ 0.5MeV 換算値）

添付 2.6.4-5

燃料棒から追加放出されるよう素
約 2.2×10１ ５ Bq
（Ｉ−131 等価量 約 3.9×10１４ Bq）

冷却材中に存在するよう素
約 6.0×10１３ Bq（Ｉ−131 等価量 約 4.7×10 １２ Bq）（有機よう素割合：4％）（無機よう素割合：96％）

原子炉圧力容器
気相部への放出
放出割合：10％（冷却材中への分解：90％）

原子炉圧力容器内気相中の有機よう素

原子炉圧力容器内液相中の無機よう素
原子炉圧力容器からサプレッション・チェンバへの放出
キャリーオーバー割合：2％

原子炉圧力容器からサプレッション・チェンバへの放出
放出割合：100％

サプレッション・プール水中のスクラビング等による除染係数：10
格納容器内気相中のよう素

格納容器圧力逃がし装置から大気へ放出
放出割合：100％
無機よう素の除染係数：1
有機よう素の除染係数：1

格納容器圧力逃がし装置から放出されるよう素
約 5.3×10１２ Bq ※（Ｉ−131 等価量 約 3.1×10 １２ Bq）

耐圧強化ベント

排気筒放出※：ベント開始（事象発生 28 時間後）までの放射性物質の自然減衰を考慮

第4図

耐圧強化ベント系による格納容器ベント時の放射性よう素の大気放出過程

添付 2.6.4-6燃料棒から追加放出される希ガス
約 6.0×10１ ５ Bq

格納容器内への放出
放出割合：100％

格納容器内気相中の希ガス

格納容器からの漏えい
漏えい率：0.5％／d
漏えい継続：無限期間

原子炉建屋内の希ガス

非常用ガス処理系
換気率：1 回／d

希ガス放出量
約 4.0×10１ ２ Bq

排気筒放出

第5図

原子炉冷却材喪失（事故）時の放射性希ガスの大気放出過程（γ線実効エネルギ 0.5MeV 換算値）

添付 2.6.4-7

燃料棒から追加放出されるよう素
約 2.2×10１５ Bq（Ｉ−131 等価量 約 3.9×10１４ Bq） ※１

冷却材中に存在するよう素
約 6.0×10１３ Bq（Ｉ−131 等価量 約 4.7×10 １２ Bq） ※１
格納容器内への放出
放出割合：100％

格納容器内への放出
放出割合：100％

無機よう素

有機よう素

格納容器内での沈着による低減：50％
格納容器スプレイ水等による低減：分配係数 100

格納容器内気相中のよう素格納容器からの漏えい
漏えい率：0.5％／d
漏えい継続：無限期間

原子炉建屋内のよう素

非常用ガス再循環系 ※ ２
換気率：4.8 回／d

非常用ガス処理系 ※２
換気率：1 回／d

よう素放出量 約 8.3×10 ９ Bq
（Ｉ−131 等価量 約 4.8×10 ９ Bq） ※１

排気筒放出※１：小児実効線量係数換算※２：よう素の除去効率：再循環 90％，外部放出 97％

第6図

原子炉冷却材喪失（事故）時の放射性よう素の大気放出過程

添付 2.6.4-8

添付資料 2.6.5
安定状態について（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）

ＬＯＣＡ時注水機能喪失時の安定状態については，以下のとおり。
原子炉安定停止状態：事象発生後，設計基準事故対処設備又は重大事故等対処
設備 を用 い た 炉 心 冷 却 が 維持 可 能で あ り ，ま た ，冷却 のため の設 備 が そ の 後 も 機 能維 持 でき ，か つ ，必 要な 要 員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合に安定停止状態が確立されたものとする。
格納容器安定状態 ：炉心冷却が維持された後に，設計基準事故対処設備又は重大事故等対処設備を用いた格納容器除熱により格納
容器圧力及び温度が安定又は低下傾向に転じ，また，格納容器除熱のための設備がその後も機能維持でき，かつ，必要な要員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合に安定状態が確立されたものとする。
【安定状態の確立について】
原子炉安定停止状態の確立について
逃がし安全弁により原子炉減圧状態を維持し，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を継続することで，炉心の冷却は維持され原子炉安定停止状態が確立される。
格納容器安定状態の確立について
炉 心 冷 却 を 継 続 し ，事 象 発 生 の 約 28 時 間 後 に 格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 を 用 い
た格納容器除熱を実施することで，格納容器圧力及び雰囲気温度は安定又は低下 傾 向 と な る 。 格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 は 15 0℃ を 下 回 る と と も に ， ド ラ イ ウ ェ ル
雰囲気温度は，低圧注水継続のための逃がし安全弁の機能維持が確認されている 1 26℃ を 上 回 る こ と は な く ， 格 納 容 器 安 定 状 態 が 確 立 さ れ る 。 な お ， 格 納 容
器圧力逃がし装置等を用いた格納容器除熱を実施するが，敷地境界における実効 線 量 は ， 6.2 × 10 − １ m Sv と な り ， ま た ， 燃 料 被 覆 管 の 破 裂 も 発 生 し な い こ とから，周辺公衆に対して著しい放射線被ばくのリスクを与えることはない。
また，重大事故等対策時に必要な要員は確保可能であり，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
【安定状態の維持について】
上記の炉心損傷防止対策を継続することにより安定状態を維持できる。
また，代替循環冷却系又は残留熱除去系の復旧により除熱を行い，格納容器
ベントを閉止し格納容器を隔離することで，安定状態の更なる除熱機能の確保
及び維持が可能となる。
（ 添 付 資 料 2.1.2 別 紙 1）

添付 2.6.5-1

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

第 1-1 表分類

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＳＡＦＥＲ）（1／2）

重要 現象

崩壊 熱

崩壊熱モデル

燃料棒表面熱伝達モデル

炉心

添付 2.6.6-1

燃料棒表面熱伝達，沸騰 遷移，気液熱 非平 衡解析モデル

燃料 被覆 管酸化燃料 被覆 管変形

ジルコニウム−
水反応モデル

膨れ・破裂評価モデル

不確 かさ

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

入力値に含 まれ る。
最確 条件 を 包 絡 で き る 条 件 を 設 定 す る こ と に より崩壊熱を 大き くす るよ う 考慮 して い る 。
TBL，ROSA-Ⅲ の 実 験 解 析 に お い て ， 熱 伝 達 係 数を低 めに 評 価 す る 可 能 性 が あ り ， 他 の 解 析 モ デルの 不確 か さ と あ い ま っ て コ ー ド 全 体 と し て ，スプ レイ 冷 却 の な い 実 験 結 果 の 燃 料 被 覆 管 温 度に比べて最 大 50℃ 程度 高め に 評価 する 。 低圧 代
替注 水系 の 注 水 に よ る 燃 料 棒 冷 却 （ 蒸 気 単 相 冷
却 又 は 噴 霧 流 冷 却 ） の 不 確 か さ は ＋ 20 ℃ 〜 ＋
40℃程度で ある 。
酸化 量及 び 酸 化 反 応 に 伴 う 発 熱 量 を よ り 大 き く
見積もる Baker-Just 式 によ る 計算 モデ ル を採 用しており， 保守 的な 結果 を 与え る。

「解 析 条件 を最 確 条件 と した 場合 の 運転 員等 操 作時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析 コー ド は，実 験 結果 の燃 料被 覆 管温 度に 比べ て 最大 50℃ 程度
高め に評 価 する こと から ， 解析 結果 は 燃 料棒 表面 の 熱伝 達係 数を
小さ く評 価 する 可能 性が あ る。 よっ て ， 実際 の燃 料 棒表 面で の熱伝達 は大 き くな るこ とで ， 燃料 被覆 管 温 度は 低く な るが ，操 作手
順（ 速や か に注 水手 段を 準 備す るこ と ） に変 わり は なく ，燃 料被覆管 温度 を 操作 開始 の起 点 とす る運 転 員 等操 作は な いこ とか ら，
運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響 はな い 。

解析コードは，実験解析において熱伝達モデルの保守性により燃
料被覆管温度を高めに評価し，有効性評価解析においても燃料被覆管温度を高めに評価することから，評価項目となるパラメータに対 する 余 裕は 大き くな る 。

解析 コ ード は， 酸 化量 及 び酸 化反 応 に伴 う発 熱 量の 評価 に つい て
保守 的 な結 果を 与 える た め， 燃料 被 覆管 温度 を 高め に評 価 する 可能性 が ある 。よ っ て， 実 際の 燃料 被 覆管 温度 は 低く なる が ，操 作
手順 （ 速や かに 注 水手 段 を準 備す る こと ）に 変 わり はな く ，燃 料
被覆管温度を操作開始の起点とする運転員等操作はないことから， 運転 員 等操 作時 間に 与 える 影響 は な い。
解析 コ ード は， 燃 料被 覆 管の 破裂 判 定に おい て おお むね 保 守的 な
判定 結 果を 与え ， 有効 性 評価 解析 に おけ る燃 料 被覆 管の 最 高温 度
は 616℃ で ある こ とか ら ，ベ スト フ ィッ ト曲 線 の破 裂判 断 基準 に対し て 十分 な余 裕 があ り ，燃 料被 覆 管の 破裂 判 定の 不確 か さが 運
転員 等操 作 に与 える 影響 は ない 。

解析コードは，酸化量及び酸化反応に伴う発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，燃料被覆管温度を高く評価すること
から ，評 価 項目 とな るパ ラ メー タに 対 す る余 裕は 大 きく なる 。

膨れ ・破 裂 は ， 燃 料 被 覆 管 温 度 と 円 周 方 向 応 力に基 づい て 評 価 さ れ ， 燃 料 被 覆 管 温 度 は 上 述 のよう に高 め に 評 価 さ れ ， 円 周 方 向 応 力 は 燃 焼 期
間中 の変 化 を 考 慮 し て 燃 料 棒 内 圧 を 大 き く 設 定
し保 守的 に 評 価 し て い る 。 し た が っ て ， ベ ス ト
フィ ット 曲 線 を 用 い る 場 合 も 破 裂 の 判 定 は お お
むね保守的 とな る。

破裂発生前の被覆管の膨れ及び破裂発生の有無は，伝熱面積やギャップ熱伝達係数，破裂後の金属−水反応熱に影響を与え，燃料被覆管温度に影響を与える。解析コードは，燃料被覆管の破裂判定においておおむね保守的な判定結果を与え，有効性評価解析に
おけ る燃 料 被覆 管の 最高 温 度は 616℃ であ るこ とか ら，ベス トフ ィット曲線の破裂判断基準に対して十分な余裕があり，燃料被覆管の破裂判定の不確かさにより，評価項目となるパラメータに与える影 響は な い。

添付資料 2.6.6

第 1-1 表
分類

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＳＡＦＥＲ）（2／2）

重要現象

炉心

沸騰・ボイド率変化，気液分離（水位変化）・対向流，三次元効果

添付 2.6.6-2

沸騰・凝縮・ボイ
ド率変化，気液分
離（水位変化）・
対向流

解析モデル

二相流体の流動モデル

二相流体の流動
モデル

原子炉
圧力容器
冷却材放出（臨界流・差圧流）

臨界流モデルECCS 注 水 （ 給 水系・代替注水系含む。）

原子炉注水系モデル

不確 かさ

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

TBL，ROSA-Ⅲ，FIST-ABWR の 実験 解析 にお いて ，
二相 水位 変 化 は ， 解 析 結 果 に 重 畳 す る 水 位 振 動
成分 を除 い て ， 実 験 結 果 と お お む ね 同 等 の 結 果が得 られ て い る 。 低 圧 代 替 注 水 系 の 注 水 に よ る
燃料 棒冷 却 （ 蒸 気 単 相 冷 却 又 は 噴 霧 流 冷 却 ） の不確かさは ＋20℃〜 ＋40℃ 程度 であ る 。
また，原子炉 圧 力の 評価 に おい て，ROSA-Ⅲで は，
2MPa より低 い圧 力 で系 統的 に 圧力 低下 を 早め に予測 する 傾 向 を 呈 し て お り ， 解 析 上 ， 低 圧 注 水系の起動タイミングを早める可能性が示される。 しか し ， 実 験 で 圧 力 低 下 が 遅 れ た 理 由 は ，
水面 上に 露 出 し た 上 部 支 持 格 子 等 の 構 造 材 の 温
度が 燃料 被 覆 管 か ら の 輻 射 や 過 熱 蒸 気 に よ り 上
昇し，LPCS スプ レ イの 液滴 で 冷却 され た 際に 蒸気が 発生 し た た め で あ り ， 低 圧 代 替 注 水 系 を 注
水手 段と し て 用 い る 本 事 故 シ ー ケ ン ス で は 考 慮する 必要 の な い 不 確 か さ で あ る 。 こ の た め ， 燃
料被 覆管 温 度 に 大 き な 影 響 を 及 ぼ す 低 圧 代 替 注
水系 の注 水 タ イ ミ ン グ に 特 段 の 差 異 を 生 じ る 可
能性はない と考 えら れる 。
下部 プレ ナ ム の 二 相 水 位 を 除 き ， ダ ウ ン カ マ の
二相 水位 （ シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 ） に 関 す る 不 確 かさを 取り 扱 う 。 シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 に つ い て は ，
燃料 被覆 管 温 度 及 び 運 転 員 操 作 の ど ち ら に 対 しても 二相 水 位 及 び こ れ を 決 定 す る 二 相 流 動 モ デルの 妥当 性 の 有 無 は 重 要 で な く ， 質 量 及 び 水 頭のバ ラン ス だ け て 定 ま る コ ラ プ ス ト 水 位 が 取 り
扱え れば 十 分 で あ る 。 こ の た め ， 特 段 の 不 確 かさを考慮す る必 要は ない 。
TBL，ROSA-Ⅲ，FIST-ABWR の 実験 解析 にお いて ，
圧力 変化 は 実 験 結 果 と お お む ね 同 等 の 解 析 結 果が得 られ て お り ， 臨 界 流 モ デ ル に 関 し て 特 段 の不確かさを 考慮 する 必要 は ない 。

運転 操 作は シュ ラ ウド 外 水位 （原 子 炉水 位計 ） に基 づく 操 作で あるこ と から ，運 転 員等 操 作時 間に 与 える 影響 は 原子 炉圧 力 容器 の分類 にて 示 す。

解析コードは，燃料被覆管温度に対して，解析結果に重畳する水位 振 動 に 伴 う 燃 料 棒 冷 却 の 不 確 か さ の 影 響 を 考 慮 す る と 20℃ 〜
40℃ 程 度 低 め に 評 価 す る 可 能 性 が あ る が ， 有 効 性 評 価 解 析 に お け
る燃 料被 覆 管の 最高 温度 は 616℃ であ り，評価 項目 に 対し て十 分な
余裕 があ る こと から ，そ の 影響 は非 常 に 小さ い。

解析 コ ード は， ダ ウン カ マ部 の二 相 水位 変化 を 適切 に評 価 する ことか ら， 運 転員 等操 作時 間 に与 える 影 響 は小 さい 。

解析コードは，ダウンカマ部の二相水位変化を適切に評価することか ら， 評 価項 目と なる パ ラメ ータ に 与 える 影響 は 小さ い。

解析 コ ード は， 原 子炉 圧 力変 化を 適 切に 評価 す るこ とか ら ，運 転員等 操作 時 間に 与え る影 響 は小 さい 。
破断 口 及び 逃が し 安全 弁 から の流 出 は， 圧力 容 器ノ ズル 又 はノ ズ
ルに 接 続す る配 管 を通 過 し， 平衡 均 質流 に達 す るの に十 分 な長 さであ る こと から ， 管入 口 付近 の非 平 衡の 影響 は 無視 でき る と考 えられ ，平 衡 均質 臨界 流モ デ ルを 適用 可 能 であ る。
「解 析 条件 を最 確 条件 と した 場合 の 運転 員等 操 作時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析コードは，原子炉圧力変化を適切に評価することから，評価
項目 とな る パラ メー タに 与 える 影響 は 小 さい 。
破断口及び逃がし安全弁からの流出は，圧力容器ノズル又はノズ
ルに接続する配管を通過し，平衡均質流に達するのに十分な長さであることから，管入口付近の非平衡の影響は無視できると考えられ ，平 衡 均質 臨界 流モ デ ルを 適用 可 能 であ る。
「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

入力値に含 まれ る。
各系 統の 設 計 条 件 に 基 づ く 原 子 炉 圧 力 と 注 水 流
量の 関係 を 使 用 し て お り ， 実 機 設 備 仕 様 に 対 して注 水流 量 を 少 な め に 与 え ， 燃 料 被 覆 管 温 度 を高めに評価 する 。

第 1-2 表
分類

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（ＭＡＡＰ）

重要 現象

炉心
原子炉
圧力容器

解析モデル

不確 かさ

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

崩壊 熱炉心モデル（原子炉出力及び崩壊熱）「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

ECCS 注 水 （ 給 水系・代替 注水設備含む ）安全系モデル（非常用炉心冷却系）

入力値に含 まれ る。
保守 的な 崩 壊 熱 を 入 力 値 に 用 い て お り ， 解 析 モ
デルの不確 かさ の影 響は な い。
入力値に含 まれ る。
保守 的な 注 水 特 性 を 入 力 値 に 用 い て お り ， 解 析
モデルの不 確か さの 影響 は ない 。

「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

HDR 実験解 析で は，格納 容 器圧 力及 び 雰囲 気温 度につ いて ， 温 度 成 層 化 を 含 め て 傾 向 を よ く 再 現
でき るこ と を 確 認 し た 。 格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 を
十数℃程度 高め に， 格納 容 器圧 力 を 1 割 程度 高
めに 評価 す る 傾 向 が 確 認 さ れ た が ， 実 験 体 系 に起因 する も の と 考 え ら れ ， 実 機 体 系 に お い て は
この 種の 不 確 か さ は 小 さ く な る も の と 考 え ら れる。 また ， 非 凝 縮 性 ガ ス 濃 度 の 挙 動 に つ い て ，
解析 結果 が 測 定 デ ー タ と よ く 一 致 す る こ と を 確認した。
格納 容器 各 領 域 間 の 流 動 ， 構 造 材 と の 熱 伝 達 及び内部熱伝 導の 不確 かさ に おい ては ，CSTF 実験
解析 では ， 格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 及 び 非 凝 縮 性 ガ
ス濃 度の 挙 動 に つ い て ， 解 析 結 果 が 測 定 デ ー タとよく一致 する こと を確 認 した 。

解析 コー ド は，HDR 実験 解 析に おい て 区 画に よっ て 格納 容器 雰囲
気温 度を 十 数℃ 程度 ，格 納 容器 圧力 を 1 割程 度高 め に評 価す る傾
向が 確認 さ れて いる が， BWR の 格納 容 器 内の 区画 と は異 なる 等，
実験 体系 に 起因 する もの と 考え られ ， 実 機体 系に お いて は不 確か
さが 小さ く なる もの と推 定 され ，全 体 と して は格 納 容器 圧力 及び雰囲 気温 度 の傾 向を 適切 に 再現 でき て い るこ とか ら ，格 納容 器圧力及 び雰 囲 気温 度を 操作 開 始の 起点 と し てい る常 設 低圧 代替 注水系ポ ンプ を 用い た代 替格 納 容器 スプ レ イ 冷却 系（ 常 設） によ る格
納容 器冷 却 並び に格 納容 器 圧力 を操 作 開 始の 起点 と して いる 格納容器 圧力 逃 がし 装置 によ る 格納 容器 減 圧 及び 除熱 操 作に 係る 運転
員等 操作 時 間に 与え る影 響 は小 さい 。
また ，格 納 容器 各領 域間 の 流動 ，構 造 材 との 熱伝 達 及び 内部 熱伝
導の 不確 か さに おい ては ，CSTF 実験 解 析 にお いて 格 納容 器雰 囲気
温度 及び 非 凝縮 性ガ スの 挙 動は 測定 デ ー タと 良く 一 致す るこ とを確認 して お り， その 差異 は 小さ いこ と か ら， 格納 容 器圧 力及 び雰
囲気 温度 を 操作 開始 の起 点 とし てい る 常 設低 圧代 替 注水 系ポ ンプ
を用 いた 代 替格 納容 器ス プ レイ 冷却 系 （ 常設 ）に よ る格 納容 器冷却並 びに 格 納容 器圧 力を 操 作開 始の 起 点 とし てい る 格納 容器 圧力
逃が し装 置 によ る格 納容 器 減圧 及び 除 熱 操作 に係 る 運転 員等 操作
時間 に与 え る影 響は 小さ い 。
「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析 コー ド は，HDR 実験 解 析に おい て 区画 によ って 格 納容 器雰 囲気
温度 を十 数 ℃程 度， 格納 容 器圧 力を 1 割 程度 高め に 評価 する 傾向が確 認さ れ てい るが 、BWR の格 納 容器 内の 区画 とは 異 なる 等，実験体系に起因するものと考えられ，実機体系においては不確かさが小さくなるものと推定され，全体としては格納容器圧力及び雰囲
気温度の傾向を適切に再現できていることから，評価項目となる
パラ メー タ に与 える 影響 は 小さ い。
また，格納容器各領域間の流動，構造材との熱伝達及び内部熱伝導の 不確 か さに おい ては ，CSTF 実 験 解析 によ り格 納 容器 雰囲 気温度及び非凝縮性ガスの挙動は測定データと良く一致することを確認していることから，評価項目となるパラメータに与える影響は
小さ い。

「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

格納容器各領域
間の 流動
構造材との熱伝達及び内部熱伝導格納容器

添付 2.6.6-3

格納容器モデル（格納容器の熱水力モデル）
気液界面の熱伝達スプ レイ 冷却

安全系モデル（格納容器スプレイ）

格納 容器 ベント

格納容器モデル（格納容器の熱水力モデル）

入力値に含 まれ る。
スプ レイ の 水 滴 温 度 は 短 時 間 で 雰 囲 気 温 度 と 平衡に至ることから伝熱モデルの不確かさはな
い。
入力値に含 まれ る。
格納 容器 ベ ン ト に つ い て は ， 設 計 流 量 に 基 づ いて流 路面 積 を 入 力 値 と し て 与 え ， 格 納 容 器 各 領
域間の流動と同様の計算方法が用いられている。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（1／6）
解析条件の不確かさ

項目

条件 設定 の 考え 方
解析条件

最確 条件

原子炉熱出力3,293MW

約 3,279MW〜
約 3,293MW（実 績値 ）

原子炉圧力(圧力容器ドーム部)

6.93MPa[gage]

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

定格 熱出 力 を設 定

定格 圧力 を 設定

通常 運転 水 位を 設定

原子炉水位

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 ）

48,300t／h（定格流量（100％流量））

定格流量の約 86％〜約 104％
（実績値）

初期条件

添付 2.6.6-4

通常運転水位（セパレータスカー
ト下端から＋126cm）

定格 流量 を 設定
炉心流量

燃

料

燃料棒最大
線出力密度

９×９燃料
(Ａ型)

44.0kW／m

装荷 炉心 ご と約 33 kW／ m〜
約 41kW／m（実 績値 ）

９ ×９ 燃 料 (Ａ 型 )と ９ ×９ 燃 料 (Ｂ型)は ， 熱 水力 的 な 特 性 はほ ぼ 同 等
であ り ，そ の他 の 核的 特性 等の 違 いは燃料棒最大線出力密度の保守性に包 含さ れ るこ とか ら ，代 表的 に ９
×９燃 料(Ａ 型)を 設 定
初期の燃料棒線出力密度が大きい
方が燃料被覆管温度に対して厳しい設 定と な るた め ，保 安規 定の 運 転
上の 制限 に おけ る上 限値 を 設定

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

最 確 条 件 と し た 場 合 には 最 大 線 出 力 密 度 及 び 原 子 炉 停止
後 の 崩 壊 熱 が 緩 和 さ れる 。 最 確 条 件 と し た 場 合 の 運 転員
等 操 作 時 間 及 び 評 価 項目 と な る パ ラ メ ー タ に 与 え る 影響
は ， 最 大 線 出 力 密 度 及び 原 子 炉 停 止 後 の 崩 壊 熱 に て 説明する 。
最 確 条 件 と し た 場 合 には ， ゆ ら ぎ に よ り 解 析 条 件 に 対して 変 動 を 与 え う る が ，事 象 初 期 に お い て 主 蒸 気 隔 離 弁が閉 止 し ， 原 子 炉 圧 力 は逃 が し 安 全 弁 に よ り 制 御 さ れ るた
め 事 象 進 展 に 及 ぼ す 影響 は 小 さ 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 ， ゆ ら ぎ に よ り 解 析 条 件 に 対して 変 動 を 与 え う る が ，ゆ ら ぎ の 幅 は 事 象 発 生 後 の 水 位低
下 量 に 対 し て 非 常 に 小さ い 。 例 え ば ， 解 析 条 件 で 設 定した 通 常 運 転 水 位 か ら 高圧 炉 心 ス プ レ イ 系 等 の 自 動 起 動信号 が 発 信 す る 原 子 炉 水位 異 常 低 下 （ レ ベ ル ２ ） ま で の原子 炉 水 位 の 低 下 量 は約 2m で あ る の に 対 し て ゆ ら ぎ による 水 位 低 下 量 は約 40mm で あ り 非 常 に 小 さ い 。 し た がって ， 事 象 進 展 に 及 ぼ す影 響 は 小 さ 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 ， 炉 心 流 量 の 運 転 範 囲 に お いて解 析 条 件 か ら 変 動 し うる が ， 事 象 初 期 に お い て 原 子 炉がス ク ラ ム す る と と も に， 再 循 環 系 ポ ン プ が ト リ ッ プ する
た め ， 初 期 炉 心 流 量 が事 象 進 展 に 及 ぼ す 影 響 は 小 さ 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 (Ａ 型 )及 び ９ ×９
燃 料 (Ｂ 型 )の 混 在 炉 心 又 は それ ぞ れ 型 式 の 単 独 炉 心 となる 場 合 が あ る が ， 両 型式 の 燃 料 の 特 性 は ほ ぼ 同 等 で ある
こ と か ら ， 事 象 進 展 に及 ぼ す 影 響 は 小 さ く ， 運 転 員 等操
作時 間に 与 える 影響 は小 さ い。

最確条件とした場合には最大線出力密度及び原子炉停止
後の 崩壊 熱 が緩 和さ れる 。最確 条件 と した 場合 の運 転 員等
操作 時間 及 び評 価項 目と な るパ ラメ ー タ に与 える 影 響は ，
最大 線出 力 密度 及び 原子 炉 停止 後の 崩 壊 熱に て説 明 する 。

最 確 条 件 は 解 析 条 件 で設 定 し て い る 燃 料 棒 線 出 力 密 度より も 小 さ く な る 。 こ のた め ， 燃 料 被 覆 管 温 度 上 昇 が 緩和
され るが ，操 作手 順（ 速 やか に注 水手 段 を 準備 する こ と）に 変 わ り は な く ， 燃 料被 覆 管 温 度 を 操 作 開 始 の 起 点 とす
る 運 転 員 等 操 作 は な いこ と か ら ， 運 転 員 等 操 作 時 間 に与える 影響 は ない 。

最確 条件 と した 場合 には ，ゆら ぎに よ り解 析条 件に 対 して変動 を与 え うる が，事象 初 期に おい て 主蒸 気隔 離弁 が 閉止
し，原子 炉圧 力 は逃 がし 安 全弁 によ り 制 御さ れる た め，事
象進 展に 及 ぼす 影響 は小 さ 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 には ，ゆら ぎに よ り解 析条 件に 対 して変動 を与 え うる が，ゆら ぎ の幅 は事 象 発生 後の 水位 低 下量に対 して 非 常に 小さ い。例 えば ，解 析 条件 で設 定し た 通常
運転水位から高圧炉心スプレイ系等の自動起動信号が発信す る原 子 炉水 位異 常低 下（レ ベル ２ ）ま での 原子 炉 水位の低 下量 は 約 2m で ある の に対 して ゆ らぎ によ る水 位 低下
量は 約 40mm で あり 非常 に 小さ い。 し たが って ，事 象 進展に及 ぼす 影 響は 小さ 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 には ，炉心 流量 の 運転 範囲 にお い て解析条 件か ら 変動 しう るが ，事象 初期 に おい て原 子炉 が スク
ラム する と とも に， 再循 環 系ポ ンプ が ト リッ プす る ため ，
初期 炉心 流 量が 事象 進展 に 及ぼ す影 響 は 小さ 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 には ，９×９ 燃料 (Ａ 型)及 び ９×９燃
料 (Ｂ 型 )の 混 在 炉 心 又 は そ れ ぞ れ 型 式 の 単 独 炉 心 と な る
場合 があ る が，両型 式の 燃 料の 特性 は ほぼ 同等 であ る ことから ，炉 心冷 却 性に 大き な 差は 無く ，評価 項目 とな る パラ
メー タに 与 える 影響 は小 さ い。
最確条件は解析条件で設定している燃料棒線出力密度よりも 小さ く なる 。こ のた め ，燃 料被 覆 管温 度上 昇が 緩 和される こと か ら，評価 項目 と なる パラ メ ータ に対 する 余 裕は
大き くな る 。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（2／6）
解析条件の不確かさ

項

目
解析条件

ANSI/ANS-5.1-1979
燃焼度 33GWd／t

燃焼 度
33GWd／t 以下（実 績値 ）

5kPa[gage]

約 2.2kPa[gage]〜
4.7kPa[gage]（実 績値 ）

ドライウェル
雰囲気温度

57℃

約 25℃ 〜58℃
（実 績値 ）

格納容器体積（ドライウェル）5,700m ３

5,700m ３（設 計値 ）

空間部：4,100m ３
液相部：3,300m ３

空間 部：
約 4,092m ３ 〜
約 4,058m ３
液相 部：
約 3,308m ３ 〜
約 3,342m ３（実 測値 ）

原子炉停止後の崩壊熱

初期条件

添付 2.6.6-5

格納容器圧力格納容器体積（サプレッション・チ
ェンバ）

条件 設定 の 考え 方

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

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 (1 ヶ 月 ) を 考 慮 し た
運転 期間 に 対応 する 燃焼 度 を設 定

最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 解 析 条 件 で 設 定 し て い る 崩壊
熱と 同等 以 下と なる 。燃 焼度 33GWd／t の 場合 は，解析 条
件 と 最 確 条 件 は 同 等 であ る こ と か ら ， 運 転 員 等 操 作 時間に与 える 影 響は ない 。ま た，燃焼 度 33GWd／t 未 満の 場合
は ， 原 子 炉 か ら サ プ レッ シ ョ ン ・ プ ー ル に 流 出 す る 蒸気
量 が 減 少 す る こ と で ，原 子 炉 水 位 の 低 下 は 遅 く な り ，燃料 被 覆 管 温 度 の 上 昇 は緩 和 さ れ る が ， 操 作 手 順 （ 速 やかに 注 水 手 段 を 準 備 す るこ と ） に 変 わ り は な く ， 燃 料 被覆
管 温 度 を 操 作 開 始 の 起点 と す る 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 ， 同 様 に 格納
容 器 圧 力 及 び 雰 囲 気 温度 並 び に サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ール
水 位 及 び サ プ レ ッ シ ョン ・ プ ー ル 水 温 度 の 上 昇 が 遅 くな
り ， こ れ ら の パ ラ メ ータ を 操 作 開 始 の 起 点 と す る 運 転員
等操 作の 開 始時 間は 遅く な る。
最 確 条 件 は 解 析 条 件 で設 定 し て い る 圧 力 よ り も 小 さ くな
る。この ため ，格 納容 器 圧力 が低 めに 推 移 する こと か ら，格 納 容 器 圧 力 を 操 作 開始 の 起 点 と す る 運 転 員 等 操 作 の開始時 間は 遅 くな る。

最確 条件 と した 場合 には ，解析 条件 で 設定 して いる 崩 壊熱と同 等以 下 とな る。 燃焼 度 33GWd／ t の場 合は ，解 析 条件と最 確条 件 は同 等で ある こ とか ら，評 価項 目と なる パ ラメ
ータ に与 え る影 響は ない 。 また ，燃 焼 度 33GWd／ t 未 満の場合 は，燃料 か らの 発熱 が 小さ くな り ，原 子炉 から サ プレ
ッシ ョン・プ ー ルに 流出 す る蒸 気量 が 減 少す るこ と で，原子炉 水位 の 低下 は遅 くな り ，炉 心露 出 後の 燃料 被覆 管 温度の上 昇は 緩 和さ れる 。ま た ，同 様に 格 納容 器圧 力及 び 雰囲
気並びにサプレッション・プール水位及びサプレッショ
ン・プー ル水 温 度の 上昇 は 遅く なる こ と から ，評 価項 目 となる パラ メ ータ に対 する 余 裕が 大き く な る。

最 確 条 件 と し た 場 合 には ， ゆ ら ぎ に よ り 解 析 条 件 に 対して 変 動 を 与 え う る が ，ド ラ イ ウ ェ ル 雰 囲 気 温 度 は ， 格納
容 器 ス プ レ イ の 実 施 に伴 い 飽 和 温 度 と な る こ と か ら ，初期 温 度 の ゆ ら ぎ が 事 象進 展 に 与 え る 影 響 は 小 さ く ， 運転
員等 操作 時 間に 与え る影 響 は小 さい 。
解 析 条 件 は 最 確 条 件 と同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

最確 条件 と した 場合 には ，ゆら ぎに よ り解 析条 件に 対 して変動 を与 え うる が，ドラ イ ウェ ル雰 囲 気 温度 は，格納 容 器
スプ レイ の 実施 に伴 い飽 和 温度 とな る こ とか ら，初期 温 度のゆ らぎ が 事象 進展 に与 え る影 響は 小 さ く，評価 項目 と な
るパ ラメ ー タに 与え る影 響 は小 さい 。
解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
最確条件とした場合には，格納容器体積（サプレッショ
ン・チェ ンバ ）の液 相部 の 運転 範囲 に おい て解 析条 件 より高め の水 位 とな るが ，ゆら ぎ の幅 は非 常に 小さ い 。例 えば ，
サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル の 水 量 は 3,300m ３ で あ る の に 対し、 ゆら ぎ によ る水 量変 化 は約 42m ３ であ り， その 割 合は
初期 保有 水 量の 1.3％ 程度 と 非常 に小 さい 。し たが っ て，
事象 進展 に 与え る影 響は 小 さい 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

格納容器圧力の観点で厳しい高めの設 定と し て，通 常運 転 時の 圧力 を包含 する 値 を設 定

ドライウェル内ガス冷却装置の設
計温 度を 設 定

設計 値を 設 定

サプ レッ シ ョン・プー ル での 圧力 抑制効果が厳しくなる少なめの水量とし て，保 安 規定 の運 転 上の 制限 におけ る下 限 値を 設定

最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 格 納 容 器 体 積 （ サ プ レ ッ ショ
ン ・ チ ェ ン バ ） の 液 相部 の 運 転 範 囲 に お い て 解 析 条 件より 高 め の 水 位 と な る が， ゆ ら ぎ の 幅 は 非 常 に 小 さ い 。例
えば ， サプ レ ッ ショ ン ・プ ー ルの 水 量 は 3,300m ３ で あ る
のに 対し ，ゆら ぎ によ る水 量変化 は約 42m ３ であ り，そ の割 合 は 初 期 保 有 水 量の 1.3％ 程 度 と 非 常 に 小 さ い 。 したが っ て ， 事 象 進 展 に 与え る 影 響 は 小 さ い こ と か ら ， 運転
員等 操作 時 間に 与え る影 響 は小 さい 。

最確条件は解析条件で設定している格納容器初期圧力よりも 小さ く なる 。こ のた め ，格 納容 器 圧力 が低 めに 推 移す
るこ とか ら，評 価項 目と な るパ ラメ ー タに 対す る余 裕 は大きく なる 。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（3／6）
解析条件の不確かさ

項

目
解析条件

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

初期条件

添付 2.6.6-6

ベン ト管
真空 破壊 装置
作動 差圧

6.983m（通常運転水位-4.7cm）

32℃

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）

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

サプ レッ シ ョン・プー ルで の圧 力 抑制効果が厳しくなる低めの水位として ，保安 規定 の 運転 上の 制限 に おける 下限 値 を設 定

最 確 条 件 と し た 場 合 には ， サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水位の 運 転 範 囲 に お い て 解析 条 件 よ り 高 め の 水 位 と な る が，
ゆ ら ぎ の 幅 は 非 常 に 小さ い 。 例 え ば ， サ プ レ ッ シ ョ ン・プー ル水 位が 6.983m の時 の水 量は 3,300m ３ であ るの に対し、 ゆら ぎ （0.087m）に よ る水 量変 化 は 約 42m ３ で あ り，
そ の 割 合 は 初 期 保 有 水 量の 1.3％ 程 度 と 非 常 に 小 さ い。
し た が っ て ， 事 象 進 展に 与 え る 影 響 は 小 さ く ， 運 転 員等
操作 時間 に 与え る影 響は 小 さい 。
最 確 条 件 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 と同 等以 下と な る。
32℃ の 場 合 は ， 解 析 条件 と 最 確 条 件 は 同 等 で あ る こ とから運 転員 等 操作 時間 に与 え る影 響は な い 。
32℃ 未 満 の 場 合 は ， サプ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル で の 圧 力抑制 効 果 が 高 ま り 格 納 容器 圧 力 の 上 昇 は 緩 和 さ れ る 。 このた め ， 格 納 容 器 圧 力 を操 作 開 始 の 起 点 と す る 運 転 員 等操
作の 開始 は 遅く なる 。
解 析 条 件 と 最 確 条 件 は同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

最確 条件 と した 場合 には ，サプ レッ シ ョ ン・プー ル水 位 の
運転 範囲 に おい て解 析条 件 より 高め の 水 位と なる が，ゆ ら
ぎの 幅は 非 常に 小さ い。例え ば，サプ レッ ショ ン・プー ル
水位 が 6.983m の時 の水 量は 3,300m ３ であ るの に対 し 、ゆらぎ （0.087m） によ る水 量 変化 は約 42m ３ であ り， そ の割合は 初期 保 有水 量の 1.3％ 程 度と 非常 に小 さい。し たが って，事象 進展 に 与え る影 響 は小 さく ，評価 項目 とな る パラ
メー タに 与 える 影響 は小 さ い。
最確 条件 は 解析 条件 で設 定 して いる サ プ レッ ショ ン・プ ー
ル水 温度 と 同等 以下 とな る 。
32℃ の場 合 は，解析 条件 と 最確 条件 は 同等 であ るこ と から
評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響 はな い。
32℃ 未満 の 場合 は，サプ レ ッシ ョン・プ ー ルで の圧 力 抑制
効果が高まり格納容器圧力の上昇は緩和される。このため，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
解析 条件 と 最確 条件 は同 等 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 解 析 条 件 で 設 定 し て い る 水温と同 等以 下 とな る。
35℃ の 場 合 は ， 解 析 条件 と 最 確 条 件 は 同 等 で あ る こ とから運 転員 等 操作 時間 に与 え る影 響は な い 。
35℃ 未 満 の 場 合 は ， 格納 容 器 ス プ レ イ に よ る 圧 力 抑 制効
果 が 高 ま る こ と か ら ，同 等 の 効 果 を 得 る た め に 必 要 となる ス プ レ イ 水 量 が 少 なく な り ， 外 部 水 源 を 用 い た 格 納容
器 ス プ レ イ に 伴 う サ プレ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 位 の 上 昇が
緩 和 さ れ る こ と か ら ，サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 位 を操
作開 始の 起 点と する 操作 の 開始 は遅 く な る。
管理 値下 限 の容 量と して 事 象発 生か ら 7 日間 後ま で に必要 な 容 量 を 備 え て お り， 水 源 は 枯 渇 し な い こ と か ら 運転
員等 操作 時 間に 与え る影 響 はな い。
管理 値下 限 の容 量と して 事 象発 生か ら 7 日間 後ま で に必要 な 容 量 を 備 え て お り， 燃 料 は 枯 渇 し な い こ と か ら 運転
員等 操作 時 間に 与え る影 響 はな い。

最確 条件 と した 場合 には ，解析 条件 で 設定 して いる 水 温と同等 以下 と なる 。
35℃ の場 合 は，解析 条件 と 最確 条件 は 同等 であ るこ と から
評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響 はな い。
35℃ 未満 の 場合 は，格納 容 器ス プレ イ によ る圧 力抑 制 効果
が高 まる が，格 納容 器最 高 使用 圧力 に 到達 した 時点 で 格納
容器 ベン ト を実 施す るマ ネ ジメ ント に 変 わり はな く，格 納
容器圧力の最高値はおおむね格納容器ベント時の圧力で決定 され る ため ，評 価項 目 とな るパ ラ メー タに 与え る 影響
はな い。

最確 条件

7.000m〜 7.070m（実 績値 ）

約 15℃ 〜約 32℃（実 績値 ）

作動 差圧 ：3.45kPa（ドライ ウ ェル −サ
プレッシ ョ ン・チェ ン
バ間 差圧 ）
（設 計値 ）

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

設計 値を 設 定

格納容器スプレイによる圧力抑制
効果の観点で厳しい高めの水温として ，年間 の気 象 条件 変化 を包 含 する高 めの 水 温を 設定
外部 水源 の水温35℃

外部 水源 の容量

約 8,600m ３

燃料 の容量

約 1,010kL

35℃ 以下

約 8,600m ３ 以 上（西側淡 水 貯水 設備＋代 替淡 水 貯槽 ）
約 1,010kL 以上（軽油貯 蔵 タン ク＋
可搬型設 備 用軽 油タ
ンク ）

西側淡水貯水設備及び代替淡水貯槽の 管理 下 限値 を設 定
軽油貯蔵タンク及び可搬型設備用
軽油 タン ク の管 理下 限値 を 設定

−

−

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作 時間 及び評価項目となるパラメータに与える影響（4／6）
解析条件の不確かさ

項

目
解析条件

再循環配管に
約 3.7cm ２ 及び約 9.5cm ２ の破断が発生−

安全 機能 の喪失に対 する 仮定

高圧注水機能喪失
低圧注水機能喪失
減圧機能喪失−事故条件

添付 2.6.6-7

起因 事象

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

破断 位置 は ，冷 却 材の 流出 流量 が 大きくなるため炉心冷却の観点で厳しい 液相 部 配管 とし ，シュ ラウ ド 内
外で燃料被覆管温度及び事象進展に有意な差がないこと及び格納容器破損防止対策の有効性評価では原子炉冷却材圧力バウンダリに接続する配管の中で最大口径の破断を想 定す る こと を考 慮し ，再循 環 配管と する 。
破断 面積 は ，低圧 代替 注 水系（ 常設 ）を用いた原子炉注水により燃料被覆管の破裂発生を防止可能な範囲と し ， 不 確 か さ を 考 慮 し て 約 3.7㎝ ２ 及 び約 9.5 ㎝ ２ と する 。
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
また ，原子 炉減 圧 機能 とし て自 動 減圧系 の機 能 喪失 を設 定
給復 水系 が 停止 する こと で ，原 子 炉
水位 の低 下 が早 くな るこ と から ，炉心の冷却の観点で厳しくなる外部
電源 なし を 設定 。ま た ，原 子炉 ス ク
ラムまで炉心の冷却の観点で厳し
くな り ，外 部電 源 があ る場 合を 包 含する条件として，原子炉スクラム
は，原子 炉 水位 低（ レ ベル ３）信 号
にて 発生 し ，再 循 環系 ポン プト リ ップが原子炉水位異常低下（レベル２） 信号 に て発 生す るも の とす る

破断 面積 が 小さ い場 合 ，原子 炉水 位の 低 下 は遅 くな る が，
操 作 手 順 （ 速 や か に 注水 手 段 を 準 備 す る こ と ） に 変 わり
はな く， 運 転員 等操 作時 間 に与 える 影 響 はな い。
破 断 面 積 が 約 9.5cm ２ を 超 え ， 炉 心 損 傷 が 発 生 す る 場 合は ，「3.1 雰囲 気圧 力・温 度 によ る静 的 負荷（ 格納 容器
過圧 ・過 温 破損）」 の対 応と なる 。
（添 付資 料 2.6.1）

破断 面積 が 小さ い場 合，原 子炉 水位 の 低 下は 遅く な り，燃料被 覆管 温 度の 上昇 は緩 和 され るこ と か ら，評価 項目 と な
るパ ラメ ー タに 対す る余 裕 は大 きく な る 。
破断 面積 が約 9.5cm ２ を 超え ，炉 心 損傷 が 発生 する 場 合は，「3.1 雰囲 気圧 力・温度 によ る 静的 負荷（格納 容器 過 圧・
過温 破損 ）」 の対 応 とな る。
（添 付資 料 2.6.1）−−

給 復 水 系 が 停 止 す る こと で ， 原 子 炉 水 位 の 低 下 を 厳 しくす る 条 件 と し て 外 部 電源 な し を 想 定 す る と と も に ， 原子炉 ス ク ラ ム 及 び 再 循 環系 ポ ン プ ト リ ッ プ に つ い て は ，外部 電 源 が あ る 場 合 を 包含 す る 条 件 を 設 定 し て い る 。 外部
電 源 が あ る 場 合 に は ，給 復 水 系 に よ る 原 子 炉 注 水 が 維持
され るこ と から ，運転 員 等操 作時 間に 与 え る影 響は な い。

給復 水系 が 停止 する こと で ，原 子炉 水 位の 低下 を厳 し くす
る条 件と し て外 部電 源な し を想 定す る と とも に，原子 炉 ス
クラ ム及 び 再循 環系 ポン プ トリ ップ に つ いて は，外部 電 源があ る場 合 を包 含す る条 件 を設 定し て い る。外部 電源 が ある場 合に は，給 復水 系に よ る原 子炉 注 水が 維持 され る ことから ，評 価項 目 とな るパ ラ メー タに 対 する 余裕 は大 き くな
る。

最確 条件

−

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（5／6）
解析条件の不確かさ

項目

原子炉スクラム

主蒸気隔離弁添付 2.6.6-8

重大事故等対策に関連する機器条件

ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環系ポンプトリップ機
能）逃がし安全弁

条件 設定 の 考え 方
解析条件

最確 条件

原子炉水位低(レベル３)信号（遅れ時間 1.05 秒）
原子炉水位異常低下（レベル２）信号で閉止

原子 炉水 位 低
(レベ ル ３)信号（遅れ時 間 1.05 秒 ）原子炉水 位 異常 低下（レ ベル ２ ）信 号
で閉 止

原子炉水位異常低下（レベル２）信号で全台トリップ

原子炉水 位 異常 低下（レ ベル ２ ）信 号
で全 台ト リ ップ

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

設計 値を 設 定

解 析 条 件 と 最 確 条 件 は同 様 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

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
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 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
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

解析 条件 と 最確 条件 は同 様 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
解析 条件 と 最確 条件 は同 様 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
解析 条件 と 最確 条件 は同 様 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

設計 値を 設 定
なお，安全 弁 機能 は逃 が し弁 機能 に
（原子炉圧力制御時）（原子炉 圧 力制 御時 ）比べて原子炉圧力が高めに維持さ安全弁機能
安全弁機 能れ，原 子炉 減 圧操 作時 に 原子 炉圧 力
7.79MPa[gage]〜
7.79MPa[gage]〜
が所定の圧力に到達するまでの時
8.31MPa[gage]
8.31MPa[gage]
間が 遅く な るた め，事 象 発生 初期 に
385.2t／h（1 個当たり） 385.2t／ h（1 個当 た り）
おいて高圧注水機能が喪失し低圧〜〜
注水機能を用いて原子炉注水を実410.6t／h（1 個当たり） 410.6t／ h（1 個当 た り）
施す る事 故 シー ケン スに お いて は，（設 計値 ）
評価項目に対して厳しい条件となる（原子炉手動減圧操（原子炉 手 動減 圧操
逃がし安全弁の設計値に基づく原作時）
作時）
子炉圧力と蒸気流量の関係から設
逃がし安全弁（自動減逃がし安 全 弁（ 自動 減定圧機能）7 個を開放す
圧機能） 7 個 を 開放 す
ることによる原子炉
ることによる原子炉
減圧
減圧

解 析 条 件 は 最 確 条 件 と同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
なお ，本 事故 シ ーケ ンス に おい ては ，事象 発生 初期 に おいて高 圧注 水 機能 が喪 失し 低 圧代 替注 水 系（常 設）によ る 原
子炉 注水 を 実施 する ため ，逃が し弁 機 能に 期待 した 場 合は
評価 項目 と なる パラ メー タ に対 する 余 裕 は大 きく な る。

解 析 条 件 は 最 確 条 件 と同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響は なく ，評 価 項目 とな る パラ メー タ に与 える 影響 は ない

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（6／6）
解析条件の不確かさ

項目

添付 2.6.6-9

重大事故等対策に関連する機器条件

低圧 代替 注水系
（常 設）

代替 格納 容 器スプレ
イ冷 却系 （ 常設）

格納 容器 圧力
逃が し装置

解析条件

最確 条件

（原子炉注水単独時）（2 台）
・注水流量：
0m ３ ／h〜378m ３ ／h

（原子炉 注 水単 独時 ）（2 台 ）
・注水流 量 ：0m ３ ／h〜378m ３ ／ h
以上
・注水圧 力 ：0MPa[dif]〜
2.38MPa[dif]（原子炉注水と格納
容器スプ レ イ併 用時 ）・注水 流量：230m ３ ／ h
以上

・注水圧力：
0MPa[dif]〜
2.38MPa[dif]（原子炉注水と格納
容器スプレイ併用時）
・注水流量：230m ３ ／h

スプレイ流量：130m ３ ／h（一定）スプレイ 流 量：102m ３ ／h〜 130m ３ ／h

排気流量：13.4kg／s（格納容器圧力310kPa[gage]
において）

排気流量 ：13.4kg／ s
以上（格 納容 器 圧力
310kPa[gage]にお いて ）

条件 設定 の 考え 方

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

炉心冷却性の観点で厳しい設定として，設備 設 計上 の最 低 要求 値で ある最 小流 量 特性 を設 定

最 確 条 件 と し た 場 合 ，お お む ね 注 水 開 始 後 の 原 子 炉 水位の 回 復 が 早 く な り ， 原子 炉 水 位 の 維 持 操 作 の 開 始 が 早くな る が ， 原 子 炉 減 圧 から 水 位 回 復 ま で の 原 子 炉 水 位 を継続 監 視 し て い る 期 間 の流 量 調 整 操 作 で あ る 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 ，お お むね 注水 開 始後 の原 子炉 水 位の回復 が早 く なり ，炉 心の 再 冠水 が早 ま る こと から ，評 価 項
目と なる パ ラメ ータ に対 す る余 裕は 大 き くな る。

最 確 条 件 と し た 場 合 ，サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 位 の上
昇 が 緩 和 さ れ る こ と から ， サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水位を操作開始の起点とする運転員等操作の開始は遅くなる。

最確 条件 と した 場合 でも ，スプ レイ 流 量 は，格納 容器 圧 力の上 昇を 抑 制可 能な 範囲 で 調整 し，ま た，代替 格納 容 器ス
プレ イ冷 却 系（ 常設 ）の 停 止後 に格 納 容器 最高 使用 圧 力に到達した時点で格納容器ベントを実施する運転員等操作に変 わり は なく ，格 納容 器 圧力 の最 高 値は おお むね 格 納容器ベ ント 時 の圧 力で 決定 さ れる ため ，評価 項目 とな る パラ
メー タに 与 える 影響 はな い 。
最確 条件 と した 場合 には ，格納 容器 ベ ント 後の 格納 容 器圧力の 低下 が 早く なる が，格 納容 器最 高 使用 圧力 に到 達 した時点で格納容器ベントを実施するマネジメントに変わり
はな く，格納 容 器圧 力の 最 高値 はお お むね 格納 容器 ベ ント
時の 圧力 で 決定 され るた め ，評 価項 目 とな るパ ラメ ー タに与え る影 響 はな い。

設計 に基 づ き，併 用時 の 注入 先圧 力
及び系統圧損を考慮しても確保可
能な 流量 を 設定
サプ レッ シ ョン・プー ル 水位 の上 昇
が早 くな り，格納 容器 圧 力逃 がし 装
置による格納容器減圧及び除熱操
作までの操作時間余裕の観点で厳しい 条件 と して，運転 手 順の 流量 調
整 範 囲 （ 102m ３ ／ h〜 130m ３ ／ h） におけ る上 限 を設 定
格納容器減圧特性の観点で厳しい設定 とし て，設備 設計 上 の最 低要 求
値で ある 最 小流 量特 性を 設 定

最 確 条 件 と し た 場 合 には ， 格 納 容 器 ベ ン ト 後 の 格 納 容器
圧 力 の 低 下 が 早 く な るが ， 格 納 容 器 ベ ン ト 後 に 格 納 容器
圧 力 を 操 作 開 始 の 起 点と す る 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。

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（1／4）

項

解析上の操作開始時間目

操作条件

添付 2.6.6-10

逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作(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）

事象発生から
25 分後

条件設定の
考え方

運転手順に基づき，高圧・低圧注
水機能喪失を確認
し，低圧代替注水系（常設）の準備が完了した時点で原子炉減圧を実施するため，外部電源がない場合も考慮し，状況判断，
高圧注水機能喪失の確認，解析上考
慮しない高圧代替
注水系の起動操
作，低圧注水機能喪失の確認，高圧／低圧注水機能の回復操作，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代
替注水系（常設）の注水準備操作及び逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作に要す
る時間を考慮して設定

操作 不確 か さ要 因

【認 知】
中央 制御 室 にて 機器 ラン プ 表示 ，機 器 故 障警 報，平 均出 力領 域計 装 ，系 統
流量 等に て，原 子炉 スク ラ ム等 を確 認 す る。この 事 象初 期の 状況 判 断に 余
裕時 間を 含 めて 10 分を 想 定し てい る 。 この 後， 高 圧炉 心ス プレ イ 系及 び
原子 炉隔 離 時冷 却系 の手 動 起動 操作（ 失 敗）とし て 2 分 ，解 析上 考 慮し な
い高 圧代 替 注水 系の 起動 操 作と して 4 分 並び に低 圧 炉心 スプ レイ 系 及び 残留熱 除去 系 （低 圧注 水系 ） の手 動起 動 操 作（ 失敗 ） として 4 分を 想 定し ，余裕 時間 を 含め て 10 分 を 設定 して い る 。よ って ， 認知 時間 とし て 余裕 時
間を 含め て 20 分を 設定 し てお り， 十 分 な時 間余 裕 を確 保し てい る こと から， 認知 遅 れが 操作 開始 時 間に 影響 を 及 ぼす 可能 性 は非 常に 小さ い 。
【要 員配 置 】
中央 制御 室 での 操作 のみ で あり ，当 直 運 転員 は中 央 制御 室に 常駐 し てい る
こと から ， 要員 配置 が操 作 開始 時間 に 与 える 影響 は ない 。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り，移 動 が操 作開 始 時間 に与 える 影 響は ない。
【操 作所 要 時間 】
常設 低圧 代 替注 水系 ポン プ を用 いた 低 圧 代替 注水 系（ 常 設）の起 動 準備 操
作と して 3 分 及 び逃 がし 安 全弁 の手 動 に よる 原子 炉 減圧 操作 とし て 1 分 を想定 し，余裕 時 間を 含め て 操作 時間 と し て 4 分を 設 定し てい る。い ずれ も
中央 制御 室 の制 御盤 のス イ ッチ によ る 簡 易な 操作 で あり ，操 作所 要 時間 が長く なる 可 能性 は非 常に 低 く，操作 所 要 時間 が操 作 開始 時間 に影 響 を及 ぼす可 能性 は 非常 に小 さい 。
【他 の並 列 操作 有無 】
原子 炉注 水 を最 優先 に実 施 する ため ，他 の並 列操 作 が操 作開 始時 間 に与 え
る影 響は な い。
【操 作の 確 実さ 】
中央 制御 室 の制 御盤 のス イ ッチ によ る 簡 易な 操作 で あり ，誤 操作 は 起こ りにく いこ と から ，誤 操作 等 が操 作開 始 時 間に 影響 を 及ぼ す可 能性 は 非常 に小さ い。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響認知時間及び操作時
間は ，余 裕時 間 を含 めて設定していることから ，実 態の 操 作開 始
時間は解析上の設定
よりも若干早まる可能性 があ る が，状況 判
断から一連の操作として実施するか又は異なる当直運転員が実施 する こ とか ら，この他の運転員等操作に与 える 影 響は ない 。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

実態の操作開始時間
は，解析 上 の操 作開 始
時間よりも早くなる
可能 性が あ り，この 場
合には原子炉への注水開始時間が早くなることで燃料被覆管
温度の上昇は緩和される 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。

逃が し安 全 弁（ 自動 減圧 機 能）の手動による原子炉減圧操作(常 設 低 圧 代 替 注 水 系 ポ ン プ を用い た常 設 低圧 代替 注水 系（ 常設）に よ る原 子炉 注水 操 作）は ，10 分 の 減 圧 遅 れ を 想 定 し た 場
合で も，燃 料 被覆 管の 最 高温 度
は約 706℃ であ り ，燃 料 被覆 管の破 裂は 発 生せ ず，評 価 項目 を満足することを感度解析により 確 認 し て い る た め ， 10 分 程
度の操作時間余裕は確保されてい る。
ま た ， 25 分 の 減 圧 遅 れ を 想 定
した 場合 に は，燃 料被 覆 管の 最高温 度は 約 1,000℃に なり ，一部の燃料被覆管に破裂が発生する が，炉 心 の著 しい 損 傷は 発
生せ ず，こ の 時の 格納 容 器圧 力逃がし装置による格納容器ベ
ント時の敷地境界外の実効線
量 は 約 1.1mSv， 耐 圧 強 化 ベ ント系による格納容器ベント時の敷地境界外の実効線量は約4.4mSv とな り ，い ずれ も 5mSv
を下 回る が，この 場合 に は格 納
容器 雰囲 気 放射 線モ ニタ（Ｄ ／Ｗ）及 び格 納 容器 雰囲 気 放射 線
モニ タ（Ｓ ／Ｃ ）によ り 炉心 損
傷の 判断 を 行い，炉心 損 傷後 のマネジメントに移行することから，重大 事 故で の対 策 の範 囲と な る 。な お ，約 9.5cm ２ の 破
断の 場合 に は，評 価上 考 慮し な
い高圧代替注水系による原子炉注 水に 期 待す るこ とで ，操 作
時間余裕を確保することができる 。
（添 付資 料 2.6.7）

中央制御室における操作のため，シミュ
レータ（模擬操作含む。）
にて訓練実績
を取得。解析
上 に お い ては，起因事象の LOCA 及び 給水流量の全喪失の発生から
高圧・低圧注
水機能喪失の認知及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水 系（ 常 設）の注水準備操作後の原子炉
減圧 まで 25 分としているところ，訓練実績は約 18 分 。
想定している
範囲内で意図している運転操作が実施可能なことを確認し た。

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（2／4）

項

解析上の操作開始条件目

操作条件

添付 2.6.6-11

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

格納容器圧力279kPa[gage]
到達時

条件設定の
考え方

操作 不確 か さ要 因

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響運転手順に基づき格納容器ベント実
施基準である格納容器最高使用圧力（310kPa[gage]）に対する余裕を考
慮して設定

【認 知】
事故時には重要監視パラメータである格納容器圧力を継続監視しており，また ， 格 納 容 器 ス プ レ イ の 操 作 実 施 基 準 （ 格 納 容 器 圧力 279kPa[gage]） に 到 達する のは 事 象発 生 約 16 時 間後 で あり ，比 較的 緩や か なパ ラメ ータ 変 化で あること から ， 認知 遅れ が操 作 開始 時間 に 影 響を 及ぼ す 可能 性は 非常 に 小さ い。
【要 員配 置 】
中央 制御 室 での 操作 のみ で あり ，当直 運転 員は 中央 制 御室 に常 駐し て いる ことから ，要 員 配置 が操 作開 始 時間 に与 え る 影響 はな い 。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 移 動 が操 作開 始 時間 に与 える 影 響は ない 。
【操 作所 要 時間 】
中央 制御 室 の制 御盤 のス イ ッチ によ る 簡 易な 操作 で あり ，緩 や かな 圧力 上 昇に対し て十 分 に短 く， 操作 開 始時 間に 影 響 を及 ぼす 可 能性 は非 常に 小 さい 。
【他 の並 列 操作 有無 】
原子 炉水 位 の調 整操 作を 並 列し て実 施 す る場 合が あ るが ，同 一 の制 御盤 に よる対応が可能であることから，他の並列操作が操作開始時間に与える影響はない。 また ， 代替 格納 容器 ス プレ イ冷 却 系 （常 設） は ，低 圧代 替注 水 系（ 常設 ）とポ ンプ 等 を共 用し てい る が，原 子炉 注水 と格 納容 器 スプ レイ の流 量 を同 時に確保 可能 な ポン プ容 量を 備 えて いる た め，原子 炉注 水 と格 納容 器冷 却 の同 時運用が 可能 で ある 。
【操 作の 確 実さ 】
中央 制御 室 の制 御盤 のス イ ッチ によ る 簡 易な 操作 で あり ，誤 操 作は 起こ り にく
いこ とか ら ，誤 操作 等が 操 作開 始時 間 に 影響 を及 ぼ す可 能性 は非 常 に小 さい 。

左記のとおり操作不確かさ要因により操
作開始時間に与える影響は小さいことから，実態 の操 作 開始 時
間は解析上の設定とほぼ 同等 で ある 。
本操 作は ，解 析 コー ド
及び 解析 条 件（ 操作 条件を 除く 。）の 不確 かさに より ，操 作 開始 時
間は遅くなる可能性があ るが ，並 列 して 実施する場合がある原
子炉水位の調整操作とは同一の制御盤による対応が可能であるこ とか ら，こ の他 の操作に与える影響はない 。

実態の操作開始時間
は解析上の設定とほぼ同等であることから，評 価 項目 に与 える
影響 はな い 。
解析コード及び解析
条件（操作条件を除く。）の 不確 かさ により，操 作 開始 時間 が遅くな る場 合 でも，パラメータが操作実施基準に到達した時点で開始することで同等の効 果が 得 られ，有効性評価解析における格納容器圧力の最高値に変わりがないことか ら，操作 開始 が遅くなることにより評
価項目となるパラメータに与える影響はない 。

操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

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，事象 発
生の約 16 時 間 後に 実施す るも の であ り，準
備時間が確保できること から ，時 間 余裕 がある 。

中央制御室における操作のため，シミュレータにて訓練（模擬操作含む。）を取得。訓練では，格納容器
圧力 279kPa[gage]
到達時に，代替格
納容器スプレイ冷
却系（常設）を実
施，スプレイ操作
は約 4 分。 想 定している範囲内で意図している運転操作が実施可能なことを 確認 し た。

第3表
項

目

操作条件

添付 2.6.6-12

格納容器圧
力逃がし装
置による格
納容器減圧
及び除熱操
作（サプレッション・チェ
ンバ側）

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（3／4)
解析上の操作開始条件

格納容器圧力310kPa[gage]
到達時

条件設定の
考え方

運転手順に基づき，格納容器最高使用圧力を踏まえて設定

操作 不確 か さ要 因
【認知】事故時に は 重要 監視 パラ メ ータ であ る 格 納容 器圧 力 を継 続監 視し て おり ，格 納 容器
ベント の 操 作 実施 基 準 （ 格 納 容 器 圧力 310kPa[gage]） に 到 達 す る の は ， 事象 発 生の約 28 時間 後 であ り， 比 較的 緩や か なパ ラメ ータ 変 化で ある こと か ら， 認知 遅 れが操作開 始 時間 に与 える 影 響は ない 。
【要員配 置 】
中央 制 御 室 で の 操 作 の み で あ り ， 当 直 運 転 員 は 中 央 制 御 室 に 常 駐 し て い る こ と から，要員 配 置が 操作 開始 時 間に 与え る 影 響は ない 。
【移動】
中央制御 室 内で の操 作の み であ り， 移 動 が操 作開 始 時間 に与 える 影 響は ない 。
【操作所 要 時間 】
中央制御 室 の制 御盤 のス イ ッチ によ る 簡 易な 操作 で あり ，緩 やか な 圧力 上昇 に 対して十 分 に 短 く ， 操 作 所 要 時 間 が 操 作 開 始 時 間 に 影 響 を 及 ぼ す 可 能 性 は 非 常 に 小 さい。
【他の並 列 操作 有無 】
低圧代替 注 水系（ 常設 ）に よる 原子 炉 水位 維持 操作 を 並列 して 実施 す る場 合が あ る
が，異 なる 当 直運 転員 に よる 対応 が可 能 であ るこ と から ，他の 並 列操 作が 操作 開 始
時間に与 え る影 響は ない 。
【操作の 確 実さ 】
中央制御 室 での 操作 は， 中 央制 御室 の 制 御盤 のス イ ッチ によ る簡 易 な操 作で あ り，
誤操作は 起 こり にく いこ と から ，誤 操 作等 が操 作開 始 時間 に影 響を 及 ぼす 可能 性 は
非常に小 さ い。
なお，中 央制 御 室で の操 作 に失 敗し た 場合 は現 場で の 操作 を実 施す る こと とし て おり，操 作の 信 頼 性 を 向 上 して い る が ， こ の 場 合 ，75 分程 度 は 操 作 開 始 時間 が 遅 れる可能性 が ある 。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響

左記のとおり操作不確かさ要因により操
作開始時間に与える影響は小さいことから，実態 の操 作 開始 時
間は解析上の設定とほぼ 同等 で ある 。仮 に中央制御室での遠隔操作が失敗した場合
は，現場 操作 に て対 応する ため ，75 分 程度 操
作開始時間が遅れる
可能 性が あ る。
解析コード及び解析
条件（操作条件を除く 。）の 不確 か さに より，操作 開始 時 間は 遅くなる可能性がある
が，並列 して 実 施す る場合がある原子炉水位の調整操作とは異なる当直運転員による対応が可能であること から ，こ の 他の 操作に与える影響はな
い 。な お ，遠 隔 操作 失敗時に現場操作にて対応 する 場 合に も，異なる要員により対応が可能であることから，この 他の 操 作に 与える 影響 は ない 。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

実態の操作開始時間
は解析上の設定とほぼ同等であることから，評価 項 目に 与え る
影響 はな い 。仮 に中 央
制御室での遠隔操作が失 敗し た 場合 は，現場操作にて対応する
ため ，75 分 程度 操作 開始時間が遅れる可能性が ある 。 この 場合 ，格 納 容 器 圧 力 は310kPa［ gage］より 若
干上 昇し ，評価 項目 となるパラメータに影響を 及ぼ す が，この 場
合 で も 620kPa[gage]を十分に下回ることから ，格 納 容器 の健 全性の観点からは問題とな らな い 。

格納容器圧力逃がし装置による格納容器
減圧 及び 除 熱操 作は ，
事象 発生 の 約 28 時 間後に実施するものであり ，準 備 時間 が確 保
でき るこ と から ，時 間
余裕 があ る 。仮 に，中央制御室からの遠隔操作 に失 敗 し，現場 操
作にて格納容器圧力逃がし装置二次隔離
弁の開操作を実施す
る場 合に は ，格 納容 器
減圧及び除熱操作の開始 が遅 れ るこ とで ，格 納 容 器 圧 力 は0.31MPa[gage] か ら 上
昇す るが ，格納 容器 ス
プレイを停止した時
点の格納容器圧力約0.243MPa[gage] か ら
0.310MPa[gage] 到 達
まで の時 間 が約 1 時 間であることから外挿すると，0.31MPa[gage] か ら
0.62MPa[gage] に 到 達する まで に 5 時 間程 度の時 間余 裕 があ り，現場操作に要する時間
は 75 分 程 度で ある ことか ら，時 間余 裕が ある。
（ 添 付 資 料 2.6.6 ，
2.6.7）

中央制御室での操
作は，シミュレー
タ（模擬操作含む。）にて訓練実績を取得。訓練では，格納容器圧力の上昇傾向を監視
し ， 310kPa[gage]
到達時に，格納容器減圧及び除熱を実施し，操作時間
は約 4 分。 想定 している範囲内で意図している運転操作が実施可能であることを確認した。
また，遠隔操作に失敗した場合は現場操作にて対応するが，現場モック
アップ等による訓練実績では，移動
時間 を含 め 約 66 分
で操作を実施できた。想定している
範囲内で意図している運転操作が実施可能であることを確 認し た 。

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（4／4)

項

解析上の
操作開始条
件

条件設定の
考え方

代替淡水貯
槽を水源と
した注水の
開始時点

代替淡水貯槽への補給は，解析条
件ではないが，解析で想定している操作の成立や継続に必要な作業であり，代替淡水貯槽が枯渇しないように設定

代替淡水貯
槽への補給
開始から適
宜

可搬型代替注水中型ポンプへの燃料給油は，解析
条件ではないが，解析で想定している操作の成立や継続に必要な作業であり，燃料が枯渇しないように設定

目

代 替淡 水 貯槽への 補給 操 作

操作
条件

添付 2.6.6-13

代 替淡 水 貯槽
へ の補 給 に用い る可 搬 型代
替 注水 中 型ポ
ン プへ の 燃料
給油 操作

操作 不確 か さ要 因

代替 淡水 貯 槽の 枯渇 まで に は 24 時間 以 上 の時 間余 裕 があ り， 補給 開 始ま での準備 時間 180 分 を考 慮し て も， 十分 な 時 間余 裕が あ る。

可搬 型代 替 注水 中型 ポン プ の燃 料枯 渇 ま でに は約 210 分 の時 間余 裕 があ り ，給油開 始ま で の準 備時 間 110 分 （ タン クロ ーリ ーへ の 給油 90 分 及 び可 搬型 代 替
注水 中型 ポ ンプ への 給油 20 分） を 考慮 し ても ，十 分 な時 間余 裕が あ る。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響−−

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響−−操作 時間 余 裕

訓練 実績 等−

代替淡水貯槽への補給は所要時間
180 分 のと ころ ，訓練実績等により約
164 分 に 実 施 可 能
なことを確認した。

−

可搬型代替注水中型ポンプへの燃料
給油は所要時間110 分 のと ころ ，訓練実績等により約
98 分に 実施 可能 なこと を確 認 した 。

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（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）

逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作が遅れる こ と で ，常 設 低 圧 代 替 注 水 系 ポ ン プ を 用 い た 低 圧 代 替 注 水 系（ 常 設 ）による原子炉注水の開始時間が有効性評価における設定よりも遅れた
場合の評価項目となるパラメータに与える影響を確認した。
なお，解析は，ベースケースと同様に輻射熱伝達を保守的に取り扱
うＳＡＦＥＲコードを使用している。

1.

燃料被覆管破裂を回避可能な範囲での原子炉減圧の時間余裕
逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作が有

効 性 評 価 に お け る 設 定 よ り も 10 分 及 び 25 分 遅 れ た 場 合 の 感 度 解 析
結果を第 1 表に示す。
また，燃料棒破裂発生時点の燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係を第 1 図に，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手
動 に よ る 原 子 炉 減 圧 操 作 が 10 分 遅 れ た 場 合 の 原 子 炉 圧 力 ，原 子 炉 水
位（ シ ュ ラ ウ ド 内 外 水 位 ），燃 料 被 覆 管 温 度 及 び 燃 料 被 覆 管 酸 化 割 合の推移を第 2 図から第 5 図に示す。
第 1 図 に 示 す と お り ， 10 分 の 遅 れ 時 間 を 想 定 し た 場 合 で も ， 燃 料
被覆管の破裂は発生しないことから，運転員による原子炉減圧操作に は 少 な く と も 10 分 程 度 の 時 間 余 裕 は 確 保 さ れ て い る 。

添付 2.6.7-1

2.

燃料被覆管に破裂が発生した場合の非居住区域境界及び敷地境界
での実効線量評価
炉心損傷防止対策の有効性評価においては，周辺の公衆に対して著しい放射線被ばくリスクを与えないことを考慮し，燃料被覆管の破裂が発生しないことを目安としている。
一方で，実際の炉心は線出力密度の異なる燃料棒から構成されて
おり，線出力密度の高い一部の燃料棒のみに破裂が発生し，その他の燃料棒には破裂が発生しない場合もある。一部の燃料棒に破裂が発生しても，炉心全体に対する破裂割合が低い場合には，非居住区
域 境 界 及 び 敷 地 境 界 で の 実 効 線 量 が 評 価 項 目 で あ る 5mSv 以 下 と な ることが考えられる。よって，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動に よ る 原 子 炉 減 圧 操 作 が 有 効 性 評 価 に お け る 設 定 よ り も 25 分 遅 れ ，
線出力密度の高い一部の燃料棒に破裂が発生するとした場合の非居住 区 域 境 界 及 び 敷 地 境 界 に お け る 実 効 線 量 を 評 価 し た 。具 体 的 に は ，
燃料棒線出力密度の違いによる燃料被覆管の破裂発生の有無を解析に よ り 確 認 し ， 許 認 可 で 想 定 す る 代 表 的 な ９ ×９ 燃 料 （ Ａ 型 ） 平 衡
炉心において，破裂が発生する燃料棒線出力密度を超える燃料棒本
数から炉心全体に対する燃料棒の破裂発生割合を設定し，この破裂発生割合を考慮した非居住区域境界及び敷地境界での実効線量を評価した。評価結果を第 2 表及び第 3 表に示す。
評 価 の 結 果 ， 25 分 の 減 圧 操 作 遅 れ を 仮 定 し た 場 合 に は ， 燃 料 棒 線
出 力 密 度 が 約 36.1kW／ m を 超 え る 燃 料 棒 に 破 裂 が 発 生 し ， そ の 割 合は 全 燃 料 棒 の 約 0.2％ と な る 。こ れ を 踏 ま え て ，実 効 線 量 の 評 価 に お
い て は ，保 守 的 に 全 燃 料 棒 の 1％ に 破 裂 が 発 生 す る も の と す る と ，非居 住 区 域 境 界 及 び 敷 地 境 界 で の 実 効 線 量 の 最 大 値 は 約 4.4mSv と な り ，
添付 2.6.7-2

評 価 項 目 で あ る 5mSv を 下 回 る 。 な お ， こ の 場 合 に は ， 格 納 容 器 内 空
間 線 量 率 が ド ラ イ ウ ェ ル で 最 大 約 4.8×10 ３ Gy／ h，サ プ レ ッ シ ョ ン ・チ ェ ン バ で 最 大 約 4.3×10 ４ Gy／ h と な り ， 炉 心 損 傷 後 の 運 転 操 作 へ移行する判断基準を上回る。

第 1表

減圧遅れによる燃料被覆管温度及び酸化量への影響

ベースケースの減圧時間からの遅れ時間
10 分
25 分

第 2表

燃料被覆管
最高温度
約 706℃
約 1,000℃

燃料被覆管の酸化量1％ 以 下約 5％

燃 料 被 覆 管 の 破 裂 本 数 と 全 炉 心 の 破 裂 割 合 （ 遅 れ 時 間 25 分 ）添付 2.6.7-3

第 3表

非居住区域境界及び敷地境界での実効線量評価結果（ 遅 れ 時 間 25 分 ）使用するベント設備
格納容器圧力逃がし装置によるドライウェルベント
耐圧強化ベント系によるドライウェルベント

実効線量
非 居 住 区 域 境 界 ： 約 1.1mSv
敷地境界： 約 2.8mSv
非 居 住 区 域 境 界 ： 約 4.4mSv
敷地境界： 約 4.4mSv

添付 2.6.7-4

10000
GEMP731
ORNL3626
ORNL3626(照射)GEMP683
GEVNC(0.56℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(2.8 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(5.6 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)

1000

GEVNC(0.56℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(2.8 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

円

GEVNC(5.6 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)
NUREG-0630,DATA F(ORNL)周NUREG-0630,DATA H(KfK FABIOLA)方NUREG-0630,DATA I(ORNL)向NUREG-0630,DATA J(KfK)のKfK(0.8〜1.6K/s)(REBEKA Single Rod)100

JNES(内圧破裂試験)
NFI他(内圧破裂試験)

応

ベストフィット曲線

力

平均値−２σ曲線(N/mm2)25 分 遅 れ

ベースケース10

10 分 遅 れ

1
0

100

200

300

400

500

600

700

800

900

1000

1100

1200

1300

1400

1500

1600

燃 料 被 覆 管 温 度 (℃)

第 1図

燃料棒破裂発生時点の燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力※の関係

添付 2.6.7-5

※

燃料被覆管の円周方向の応力算出方法について

燃料被覆管の破裂については，ＳＡＦＥＲの解析結果である燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係から判定する。
燃料被覆管の円周方向応力σについては，次式により求められる。
2
ここで，
D

：燃料被覆管内径t：燃料被覆管厚さ

Pin ： 燃 料 被 覆 管 内 側 に か か る 圧 力
Pout ： 燃 料 被 覆 管 外 側 に か か る 圧 力 （ ＝ 原 子 炉 圧 力 ）である。
燃 料 被 覆 管 内 側 に か か る 圧 力 Pinは ， 燃 料 プ レ ナ ム 部 と ギ ャ ッ プ 部の温度及び体積より，次式で計算される。

1
ここで，
V

：体積

T

：温度

N

：ガスモル数R：ガス定数

添 字 P： 燃 料 プ レ ナ ム 部F：ギャップ部である。
燃料棒に破裂が発生する時点の燃料被覆管温度と燃料被覆管の円
周方向の応力の関係図に示される実験は，ＬＯＣＡ条件下での燃料棒の膨れ破裂挙動を把握することが目的であり，燃料被覆管内にガ
添付 2.6.7-6

スを封入して圧力をかけた状態で加熱することによりＬＯＣＡ条件を模擬している。このため，これらの実験ではペレット−被覆管の接触圧を考慮していない。
また，燃料被覆管内側にかかる圧力のうち，ペレット−被覆管の接触圧は，設計用出力履歴において最大線出力密度を維持する最大燃焼度，すなわち燃料被覆管温度評価を最も厳しくする燃焼度の時に運転中の最大値を取るものの，スクラムによる出力低下に伴って接触圧は緩和される。このため，燃料被覆管内側にかかる圧力にペレット−被覆管の接触圧を考慮しない。

添付 2.6.7-7

10

シュラウド外水位がジェットポン
プ頂部まで低下すると流路が減少
し 水 頭 が 小 さ く な る ま で ，シ ュ ラ ウ
ド内及びジェットポンプ内の水位の低下が早まる傾向になる。
水位低下による発熱部冠水長さの減 少 に よ り ，逃 が し 安 全 弁 開 閉 間 隔
が広がる。

8

原子炉圧力

6

（MPa[abs]）

4

2

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2QR001

第 2図

原 子 炉 圧 力 の 推 移 （ 遅 れ 時 間 10 分 ）20

原子炉水位（シュラウド内外水位）

炉心上部プレナム

15

10
シュラウド外シュラウド内5

炉心下部プレナム

（ｍ）

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2QR001

第 3図※

原 子 炉 水 位 （ シ ュ ラ ウ ド 内 外 水 位 ） の 推 移 （ 遅 れ 時 間 10 分 ）シュラウド内外水位はボイドを含む場合は，二相水位を示している。

添付 2.6.7-8

1200

燃料被覆管最高温度発生（ 約 706℃ ）1000

燃料被覆管温度
（℃）

800

600

400

200

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2QR001

第 4図

燃 料 被 覆 管 温 度 の 推 移 （ 遅 れ 時 間 10 分 ）20

燃料被覆管酸化割合

15

10

（％）
5

0
0

10

20

30

40

50

60

事故後の時間（min）
SA3NT2SBA99AG2QR001

第 5図

燃 料 被 覆 管 酸 化 割 合 の 推 移 （ 遅 れ 時 間 10 分 ）添付 2.6.7-9

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）

1.

水源に関する評価①

淡水源（有効水量）
・代替淡水貯槽： 4,300m ３

・ 西 側 淡 水 貯 水 設 備 ： 4,300m ３

2.
①

水使用パターン
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
事 象 発 生 25 分 後 ， 定 格 流 量 で 代 替 淡 水 貯 槽 を 水 源 と し た 常 設 低
圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を実施する。
炉心冠水後は，原子炉水位高（レベル８）設定点から原子炉水位低（レベル３）設定点の範囲で注水する。

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
格 納 容 器 圧 力 が 279kPa[gage]に 到 達 す る 事 象 発 生 約 16 時 間 後 ，
代替淡水貯槽を水源とした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を実施する。
サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 位 が 通 常 水 位 ＋ 6.5m に 到 達 後 ， 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を停止する。
添付 2.6.8-1

③

西側淡水貯水設備から代替淡水貯槽への補給
可搬型代替注水中型ポンプによる水源補給準備が完了後，西側

淡水貯水設備の水を代替淡水貯槽へ補給する。

3.

時間評価
原子炉注水等によって，代替淡水貯槽の水量は減少する。
可搬型代替注水中型ポンプによる水源補給の準備が完了する事象

発 生 約 365 分 時 点 で 代 替 淡 水 貯 槽 は 枯 渇 し て い な い 。そ の 後 ，西 側 淡
水 貯 水 設 備 か ら 代 替 淡 水 貯 槽 へ の 補 給 を 実 施 す る た め ，代 替 淡 水 貯 槽は枯渇することがない。

積 算 注 水 量 (m３ )常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水開始
常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却開始
4,300m３ 到 達
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停止

第 1図

外部水源による積算注水量（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）

4.

水源評価結果時 間 評 価 の 結 果 か ら 代 替 淡 水 貯 槽 が 枯 渇 す る こ と は な い 。ま た ，7
添付 2.6.8-2

日 間 の 対 応 を 考 慮 す る と ， 合 計 約 5,320m ３ の 水 が 必 要 と な る 。 代 替
淡 水 貯 槽 及 び 西 側 淡 水 貯 水 設 備 に 合 計 8,600m ３ の 水 を 保 有 す る こ とから必要水量を確保している。このため，安定して冷却を継続することが可能である。

添付 2.6.8-3

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）

保守的に全ての設備が，事象発生直後から 7 日間燃料を消費するものとして
評価する。
時系列

合計

判定

7 日間の
軽油消費量
約 755.5kL

軽油貯蔵タ
ンクの容量
は 約 800kL
であり，７日
間対応可能

7 日間の
軽油消費量
約 6.0kL

可搬型設備
用軽油タン
クの容量は
約 210kL であり，７日間
対応可能

7 日間の
軽油消費量
約 70.0kL

緊急時対策
所用発電機
燃料油貯蔵
タンクの容
量 は 約 75kL
であり，7 日間の対応可能

非常用ディーゼル発電機 2 台起動 ※１（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
1,440.4L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×2 台（運転台数）＝約 484.0kL
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機 1 台起動 ※２（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
775.6L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×1 台（運転台数）＝約 130.3kL
常設代替高圧電源装置 2 台起動 ※３（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
420.0L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×2 台（運転台数）＝約 141.2kL
可搬型代替注水中型ポンプ 1 台起動（西側淡水貯水設備から代替淡水貯槽への補給）
35.7L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×1 台（運転台数）＝約 6.0kL

緊急時対策所用発電機 1 台起動（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
411L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×1 台（運転台数）＝約 70.0kL※1

事故収束に必要なディーゼル発電機は非常用ディーゼル発電機 1 台であるが，保守的にディーゼル発電機 2 台の起動を仮定した。
※2 事故収束に必要ではないが，保守的に起動を仮定した。
※3 緊急用母線の電源を，常設代替高圧電源装置 2 台で確保することを仮定した。

添付 2.6.9-1

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）

主要負荷リスト
起動順序【電源設備：常設代替高圧電源装置】
負荷容量
(kW)

主要機器名称緊急用母線自動起動負荷
・緊急用直流125V充電器
・その他必要な負荷
常設低圧代替注水系ポンプ
常設低圧代替注水系ポンプ
緊急用海水ポンプ
その他必要な負荷
代替燃料プール冷却系ポンプ

①
②
③
④
⑤

負荷起動時の最
大負荷容量(kW)

定常時の連続最
大負荷容量
(kW)

約 252

約 204

約689
約879

約394
約584

約1,566

約1,098

約1,207

約1,128

約 120
約 84
約190
約190
約510
約4
約30

負荷容量(kW)

7,000

6,000

5,000

4,000

3,000

常設 代替 高 圧電 源 装置 2台 の最 大 容量 2,760kW ※ １
常設 代替 高 圧電 源 装置 2台 の連 続 定格 容 量 2,208kW ※ ２

2,000

最大 負荷 容 量
約 1,566kW

④
⑤
③
②

1,000

①
0

▲

1

24

常設代替高圧電源装置 2 台
起動
常設 代替 高 圧電 源 装置 の負 荷 積算 イ メー ジ
※1
※2

常設代替高圧電源装置定格出力運転時の容量（1,380kW×運 転台 数 ＝最 大 容量 ）常設代替高圧電源装置定格出力運転時の 80％の容 量 （1,380kW×0.8×運 転台 数＝ 連続 定 格容 量 ）添付 2.6.10-1

経過 時間 (h)

2.7

格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）

2.7.1

事故シーケンスグループの特徴，炉心損傷防止対策(1)

事故シーケンスグループ内の事故シーケンス
事故シーケンスグループ「格納容器バイパス（インターフェイスシステ
ムＬＯＣＡ）（以下「格納容器バイパス（ＩＳＬＯＣＡ）」という。）」に含まれる事故シーケンスとしては，「1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，「インターフェイスシステムＬＯＣＡ（以下「ＩＳＬＯ
ＣＡ」という。）」のみである。

(2)

事故シーケンスグループの特徴及び炉心損傷防止対策の基本的考え方
事故シーケンスグループ「格納容器バイパス（ＩＳＬＯＣＡ）」は，原子炉冷却材圧力バウンダリと接続された系統において，高圧設計部分と低圧設計部分を分離するための隔離弁の誤開等により，低圧設計部分が過圧されて破損し，原子炉冷却材が格納容器外へ漏えいすることを想定する。このため，破断箇所からの原子炉冷却材の流出により，原子炉圧力容器内の保有水量が減少し原子炉水位が低下することから，緩和措置が取られない
場合には，原子炉水位の低下が継続し，炉心が露出することで炉心損傷に至る。
本事故シーケンスグループは，ＩＳＬＯＣＡが発生することによって炉心損傷に至る事故シーケンスグループである。このため，重大事故等対処
設備の有効性評価としては，ＩＳＬＯＣＡに対する重大事故等対処設備に期待することが考えられる。
以上により，本事故シーケンスグループでは，健全な原子炉注水機能を用いて原子炉へ注水することによって炉心損傷の防止を図るとともに，原
子炉圧力容器を強制的に減圧し，原子炉冷却材の流出の抑制を図り，漏え
2.7-1

い箇所を隔離することによって格納容器外への原子炉冷却材の流出の停止を図る。また，最終的な熱の逃がし場へ熱を輸送することによって除熱を行い，格納容器破損の防止を図る。

(3)

炉心損傷防止対策
事故シーケンスグループ「格納容器バイパス（ＩＳＬＯＣＡ）」において，炉心が著しい損傷に至ることなく，かつ十分な冷却を可能とするため，初期の対策として原子炉隔離時冷却系，低圧炉心スプレイ系及び常設低圧代
替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水手段，
逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧による漏えい抑制
手段並びに隔離弁閉止による漏えい箇所の隔離手段を整備し，安定状態に向けた対策として，逃がし安全弁（自動減圧機能）を開維持することで低圧炉心スプレイ系による炉心冷却を継続する。また，格納容器の健全性を維持するため，安定状態に向けた対策として，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱手段を整備する。対策の概略系
統図を第 2.7−1 図に，対応手順の概要を第 2.7−2 図に示すとともに，対策の概要を以下に示す。また，重大事故等対策における手順と設備の関係を第 2.7−1 表に示す。
本事故シーケンスグループにおける重要事故シーケンスにおいて必要な要員は，災害対策要員（初動）12 名である。
災害対策要員（初動）の内訳は，当直発電長 1 名，当直副発電長 1 名，
運転操作対応を行うための当直運転員 5 名，指揮，通報連絡を行うための災害対策要員（指揮者等）4 名及び現場操作を行うための重大事故等対応
要員 1 名である。
必要な要員と作業項目について第 2.7−3 図に示す。
2.7-2

ａ．ＩＳＬＯＣＡの発生
原子炉冷却材圧力バウンダリと接続された系統で，高圧設計部分と低圧設計部分とを分離するための隔離弁の誤開等により，低圧設計部分が過圧されて破損することで，ＩＳＬＯＣＡが発生する。
ｂ．原子炉スクラムの確認
事象発生後に給水流量の全喪失が発生し，原子炉がスクラムしたことを確認する。
原子炉スクラムの確認に必要な計装設備は，平均出力領域計装等である。
ｃ．原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認
原子炉水位が原子炉水位異常低下（レベル２）設定点に到達した時点
で原子炉隔離時冷却系が自動起動したことを確認する。また，主蒸気隔離弁が閉止し，逃がし安全弁（安全弁機能）により原子炉圧力が制御されるとともに，再循環系ポンプがトリップしたことを確認する。
原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認に必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域），原子炉隔離時冷却系系統流量等である。
ｄ．ＩＳＬＯＣＡ発生の確認
隔離弁（残留熱除去系の注入弁）の開操作に伴いポンプ吐出圧力が変動したこと，主蒸気隔離弁が閉止し原子炉隔離時冷却系が自動起動したにも関わらず原子炉水位の低下が継続していること等によりＩＳＬＯＣＡが発生したことを確認する。
ＩＳＬＯＣＡ発生の確認に必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域）等である。
監視可能であれば，原子炉建屋内空間線量率，区画浸水警報，火災警報等による情報も総合的に確認する。
2.7-3

ｅ．中央制御室における残留熱除去系の注入弁の閉止操作
ＩＳＬＯＣＡ発生の確認後，中央制御室からの遠隔操作により残留熱除去系の注入弁の閉止操作を実施するが，これに失敗する。
また，不要な系統加圧を防止する観点で，残留熱除去系ポンプのコン
トロールスイッチを停止位置に固定するとともに，レグシールポンプを停止する。
中央制御室における残留熱除去系の注入弁の閉止操作に必要な計装設
備は，原子炉水位（広帯域）等である。
ｆ．低圧炉心スプレイ系の起動操作
中央制御室における残留熱除去系の注入弁の閉止失敗後，中央制御室からの遠隔操作により低圧炉心スプレイ系を起動する。
低圧炉心スプレイ系の起動操作に必要な計装設備は，低圧炉心スプレ
イ系ポンプ吐出圧力である。
外部電源が喪失している場合は，非常用ディーゼル発電機等が自動起動し，非常用母線に電源を供給する。
ｇ．逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作
低圧炉心スプレイ系の起動後，破断箇所からの漏えい抑制のため，中央制御室からの遠隔操作により逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個を手動開放し，原子炉減圧を実施する。
逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作に必要な計装設備は，原子炉圧力等である。
ｈ．常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動操
作
ＩＳＬＯＣＡ発生の確認後，外部水源にて注水可能な系統として中央制御室からの遠隔操作により常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代
2.7-4

替注水系（常設）を起動する。
常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動操
作に必要な計装設備は，常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力である。
外部電源が喪失している場合は，中央制御室からの遠隔操作により常設代替高圧電源装置から緊急用母線を受電する。
緊急用母線の受電に必要な計装設備は，緊急用Ｍ／Ｃ電圧である。
ｉ．原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（常設））
原子炉減圧操作に伴い，原子炉水位が一時的に低下し，その後原子炉水位が原子炉水位低（レベル３）設定点以上に回復した以降は，破断口からの漏えい抑制のため，原子炉水位を，原子炉水位異常低下（レベル２）設定点以上で可能な限り低めに維持する。また，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水により原子
炉水位の維持が可能なことを確認した後，低圧炉心スプレイ系による原子炉注水を停止する。
原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（常設））に必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域）等である。
ｊ．中央制御室における残留熱除去系の弁の閉止操作
原子炉圧力が 3MPa［gage］に到達後，中央制御室からの遠隔操作により残留熱除去系の注入弁以外の電動弁の閉止操作を実施する。
（添付資料 2.7.1）
中央制御室における残留熱除去系の注入弁の閉止操作に必要な計装設
備は，原子炉水位（広帯域），原子炉圧力等である。
ｋ．残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール冷却操作
サプレッション・プール水温度が 32℃に到達したことを確認し，中央2.7-5

制御室からの遠隔操作により残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール冷却を実施する。
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール冷却操作に必要な計装設備は，サプレッション・プール水温度等である。
ｌ．現場における残留熱除去系の注入弁の閉止操作
現場操作により残留熱除去系の注入弁を閉止し，残留熱除去系を隔離する。
現場における残留熱除去系の注入弁の閉止操作に必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域）等である。
ｍ．原子炉水位の調整操作（低圧炉心スプレイ系）
残留熱除去系の隔離成功後は，低圧炉心スプレイ系により原子炉水位
を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定
点の間で維持する。また，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替
注水系（常設）による原子炉注水を停止する。
原子炉水位の調整操作（低圧炉心スプレイ系）に必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域）等である。
ｎ．使用済燃料プールの冷却操作
代替燃料プール冷却系等を用いて使用済燃料プールへの注水及び冷却を実施する。

以降，炉心冷却は低圧炉心スプレイ系を用いた原子炉注水により継続的に実施し，格納容器除熱は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
により継続的に実施する。また，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。
2.7-6

2.7.2

炉心損傷防止対策の有効性評価(1)

有効性評価の方法
本事故シーケンスグループを評価する上で選定した重要事故シーケンス
は，「1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，原子炉冷却材圧力バウンダリと接続された系統で，高圧設計部分と低圧設計部分とを分離するための隔離弁の誤開等により，低圧設計部分が過圧されて破損する「ＩＳＬＯＣＡ」である。
なお，重要事故シーケンスでは，残留熱除去系Ｂ系におけるＩＳＬＯＣ
Ａの発生を想定しているが，残留熱除去系Ａ系におけるＩＳＬＯＣＡの発生を想定する場合には，原子炉隔離時冷却系及び低圧炉心スプレイ系に代わり，高圧炉心スプレイ系に期待することで同等の対応が可能である。
本重要事故シーケンスでは，炉心における崩壊熱，燃料棒表面熱伝達，沸騰遷移，燃料被覆管酸化，燃料被覆管変形，沸騰・ボイド率変化，気液分離（水位変化）・対向流，気液熱非平衡及び三次元効果並びに原子炉圧力容器における冷却材放出（臨界流・差圧流），沸騰・凝縮・ボイド率変化，
気液分離（水位変化）
・対向流及びＥＣＣＳ注水（給水系及び代替注水設備含む）が重要現象となる。よって，これらの現象を適切に評価することが可能である長期間熱水力過渡変化解析コードＳＡＦＥＲにより原子炉圧力，
原子炉水位，燃料被覆管温度等の過渡応答を求める。なお，本有効性評価
では，ＳＡＦＥＲコードによる燃料被覆管温度の評価結果は，ベストフィット曲線の破裂判断基準に対して十分な余裕があることから，燃料被覆管
温度が高温となる領域において，燃料棒やチャンネルボックスの幾何学的配置を考慮した詳細な輻射熱伝達計算を行うことで燃料被覆管温度をＳＡ
ＦＥＲコードよりも低めに評価するＣＨＡＳＴＥコードは使用しない。
また，解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，本2.7-7

重要事故シーケンスにおける運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価する。

(2)

有効性評価の条件
本重要事故シーケンスにおける主要な解析条件を第 2.7−2 表に示す。また，主要な解析条件について，本重要事故シーケンス特有の解析条件を以下に示す。
ａ．事故条件(a)

起因事象
起因事象として，残留熱除去系Ｂ系の注入弁の誤開放による残留熱除去系の系統圧力上昇により，残留熱除去系Ｂ系の熱交換器フランジ部に破断面積約 21cm ２ 相当の漏えいが発生するものとする。
対象系統は，出力運転中に高圧設計部と低圧設計部とを分離する隔離弁の誤開放等により低圧設計部が過圧されることでＩＳＬＯＣＡ発生の可能性がある系統のうち，定期試験等に伴い隔離弁の開閉試験を実施し，かつ開閉試験時に隔離弁 1 個にて隔離状態を維持する系統 ※１とする。
破断面積は，ＩＳＬＯＣＡ発生時の系統加圧状態を保守的に考慮した対象系統に対する構造健全性評価 ※２ により，系統に破損が発生しないことを確認したことから，加圧範囲のうち最も大きなシール構造である残留熱除去系の熱交換器フランジ部に対して，保守的にガスケットに期待しない場合にフランジ部に生じる間隙の面積を設定する。
※１

具体的には，低圧炉心スプレイ系注入配管，残留熱除去系Ａ系原子炉注入配管，残留熱除去系Ｂ系原子炉注入配管及び残留熱除去系Ｃ系
原子炉注入配管をいう。

2.7-8

※２

保守的に圧力 8.2MPa[gage]及び温度 288℃が継続して負荷される条件にて構造健全性評価を実施（添付資料 2.7.2）(b)

安全機能の喪失に対する仮定
ＩＳＬＯＣＡの発生を想定する残留熱除去系Ｂ系が機能喪失するものとする。
また，原子炉冷却材の漏えいにより残留熱除去系Ｂ系が設置されている原子炉建屋西側は高温多湿となるため，保守的に同じ原子炉建屋西側に設置されている高圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系Ｃ系も事象発生と同時に機能喪失するものとする。

(c)

外部電源
外部電源は喪失するものとする。
外部電源が喪失する場合，給復水系が停止することで，原子炉水位の低下が早くなることから，炉心冷却の観点で厳しくなる。
また，原子炉スクラムまでの原子炉出力が高く維持され，原子炉水位の低下が大きくなることで炉心の冷却の観点で厳しくなり，外部電源がある場合を包含する条件として，原子炉スクラムは，原子炉水位
低（レベル３）信号にて発生し，再循環系ポンプトリップは，原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて発生するものとする。

ｂ．重大事故等対策に関連する機器条件(a)

原子炉スクラム
原子炉スクラムは，原子炉水位低（レベル３）信号によるものとす
る。

2.7-9

(b)

主蒸気隔離弁
主蒸気隔離弁は，原子炉水位異常低下（レベル２）信号により閉止するものとする。
(c)

ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環系ポンプトリップ機能）
ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環系ポンプトリップ機能）は，原子炉水位異常低下（レベル２）信号により再循環系ポンプを全台トリップさせるものとする。

(d)

逃がし安全弁
逃がし安全弁（安全弁機能）にて原子炉冷却材圧力バウンダリの過度の圧力上昇を抑制するものとする。また，手動による原子炉減圧操
作には，逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個を使用するものとし，容量として，1 個当たり定格主蒸気流量の約 6％を処理するものとする。

(e)

原子炉隔離時冷却系
原子炉水位異常低下（レベル２）信号により自動起動し，136.7m ３／h（原子炉圧力 1.04MPa[gage]〜7.86MPa[gage]において）の流量で原子炉へ注水する。原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）設定点まで回復した以降は，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点か
ら原子炉水位高（レベル８）設定点の範囲に維持する。また，原子炉減圧と同時に注水を停止するものとする。

(f)

低圧炉心スプレイ系
逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作後に，最 小 流 量 特 性 （ 0m ３ ／ h 〜 1,561m ３ ／ h ， 注 水 圧 力 0MPa[dif] ※ 〜
1.99MPa[dif]において）で原子炉へ注水するものとする。また，ＩＳ
ＬＯＣＡ発生時は隔離成功までの期間において外部水源による注水を優先するため，原子炉減圧後に常設低圧代替注水系ポンプを用いた低2.7-10圧代替注水系（常設）による原子炉注水が開始し，原子炉水位が原子
炉水位低（レベル３）設定点まで回復した 1 分後に注水を停止するものとし，残留熱除去系の隔離成功後に原子炉注水を再開し，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）
設定点の範囲に維持するものとする。
※(g)MPa[dif]…原子炉圧力容器と水源との差圧（以下同様）

低圧代替注水系（常設）
常設低圧代替注水系ポンプ 2 台を使用するものとし，機器設計上の最小要求値である最小流量特性（注水流量：0m ３ ／h〜378m３ ／h，注水
圧力：0MPa[dif]〜2.38MPa[dif]）を用いるものとする。また，運転手
順に従い，ＩＳＬＯＣＡ発生時は隔離成功までの期間において，漏え
い抑制のために原子炉水位を原子炉水位異常低下（レベル２）以上で可能な限り低めに維持することから，評価上は，漏えい量を厳しくする観点で原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点以上に維持す
るものとする。また，隔離成功後は低圧炉心スプレイ系による内部水源の原子炉注水に切り替えることから，残留熱除去系の隔離に成功した 1 分後に注水を停止するものとする。

ｃ．重大事故等対策に関連する操作条件
運転員等操作に関する条件として，「1.3.5

運転員等の操作時間に対する仮定」に示す分類に従って，以下のとおり設定する。
(a)

逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（低圧
炉心スプレイ系による原子炉注水操作）は，状況判断，中央制御室
における残留熱除去系の注入弁の閉止操作，低圧炉心スプレイ系の
起動操作及び逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減
2.7-11

圧操作に要する時間を考慮して，事象発生 15 分後に実施するものとする。なお，外部電源がない場合でも，非常用ディーゼル発電機等が自動起動し非常用母線に電源を供給することから運転員等操作に与える影響はない。
(b)

現場における残留熱除去系の注入弁の閉止操作は，原子炉建屋内の環境条件を考慮し，余裕時間を確認する観点で事象発生の約 3 時間
後から操作を開始し，現場移動，操作に要する時間を考慮して事象発生の 5 時間後に閉止操作が完了するものとする。

(3)

有効性評価の結果
本重要事故シーケンスにおける原子炉圧力，原子炉水位（シュラウド内外水位） ※ ，注水流量，逃がし安全弁からの蒸気流量及び原子炉圧力容器内の保有水量の推移を第 2.7−4 図から第 2.7−8 図に，燃料被覆管温度，
燃料被覆管最高温度発生位置における熱伝達係数，燃料被覆管最高温度発
生位置におけるボイド率，高出力燃料集合体のボイド率，炉心下部プレナ
ム部のボイド率，破断流量の推移並びに燃料被覆管破裂が発生した時点の燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係を第 2.7−9 図から
第 2.7−15 図に示す。
※

炉心冷却の観点ではシュラウド内水位に着目し，運転員操作の観点ではシュ
ラウド外水位に着目するためシュラウド内外水位を合わせて示している。なお，シュラウド内は炉心部で発生するボイドを含む水位であることから，原子炉水位が低下する過程ではシュラウド外水位と比較して高めの水位を示す。

ａ．事象進展事象発生と同時に給水流量の全喪失が発生することで原子炉水位は低下し，原子炉水位低（レベル３）信号により原子炉がスクラムする。そ
2.7-12

の後原子炉水位が原子炉水位異常低下（レベル２）設定点まで低下すると，主蒸気隔離弁の閉止及び再循環系ポンプトリップが発生するとともに，原子炉隔離時冷却系が自動起動することで，原子炉注水が開始され，原子炉水位は回復する。この後，中央制御室からの遠隔操作により残留熱除去系の注入弁の閉止を試みるが，これに失敗するため，低圧炉心ス
プレイ系を起動し，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉
減圧操作を実施し，原子炉冷却材の漏えいを抑制する。また，常設低圧
代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）を起動し，隔離に成功するまでの期間は，外部水源による原子炉注水を実施する。
事象発生の 5 時間後に，現場操作により残留熱除去系の破断箇所を隔離した後は，低圧炉心スプレイ系により原子炉水位を維持する。
高出力燃料集合体のボイド率については，原子炉減圧や原子炉注水により増減するが，炉心の冠水状態は維持されるため燃料被覆管温度が上昇することはない。

ｂ．評価項目等
燃料被覆管温度は，第 2.7−9 図に示すとおり，炉心冷却が維持され，初期値（約 309℃）以下にとどまることから，評価項目である 1,200℃を下回る。燃料被覆管最高温度は，高出力燃料集合体で発生している。また，燃料被覆管の酸化量は，酸化反応が著しくなる前の燃料被覆管厚さの 1％以下であり，評価項目である 15％を下回る。
原子炉圧力は，第 2.7−4 図に示すとおり，逃がし安全弁（安全弁機能）の作動により，約 7.79MPa［gage］以下に維持される。このため，原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力は，原子炉圧力と原子炉圧力容器
底部圧力との差（0.3MPa 程度）を考慮しても，約 8.09MPa[gage]以下で2.7-13

あり，評価項目である最高使用圧力の 1.2 倍（10.34MPa[gage]）を下回る。
格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度は，原子炉減圧や破断箇所
から原子炉建屋へ流出するものを除く蒸気がサプレッション・プールへ流入することで上昇する。一方，設計基準事故「原子炉格納容器内圧力，雰囲気等の異常な変化」の「原子炉冷却材喪失」においては，事象開始から原子炉圧力容器内で発生した蒸気は全て格納容器内に流入し続けることを想定し評価しており，この場合でも格納容器バウンダリにかかる
圧力及び温度の最高値は，それぞれ約 0.25MPa[gage]及び約 136℃にとどまる。このため，本事象においても格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度は，評価項目である最高使用圧力の 2 倍（0.62MPa[gage]）及び200℃を下回る。
（添付資料 2.7.3）
第 2.7−5 図に示すように，中央制御室における残留熱除去系の注入弁の閉止操作には失敗するが，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作を実施することで破断箇所からの原子炉冷却材の漏えいが抑制され，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を継続することで，炉心の冠水が維持される。その後，現場における残留熱除去系の注入弁の閉止操作を実施し，低圧炉
心スプレイ系による原子炉注水を継続することで，炉心の冠水状態が維持され，炉心冷却が維持される。また，残留熱除去系による格納容器除熱を開始することで，高温停止状態での安定状態が確立する。
（添付資料 2.7.4）
安定状態が確立した以降は，機能喪失している設備の復旧に努めるとともに，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）により冷温停止状態とす
2.7-14

る。
以上により，本評価では，「1.2.1.2

有効性を確認するための評価項

目の設定」に示す（1）から（4）の評価項目について，対策の有効性を
確認した。

2.7.3

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲としては，運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価する。
本重要事故シーケンスでは，ＩＳＬＯＣＡにより原子炉冷却材の漏えいが発生するため，原子炉を減圧することで原子炉冷却材の漏えいを抑制すること及び漏えい箇所の隔離を実施することが特徴である。よって，不確かさの影響を確認する運転員等操作は，事象進展に有意な影響を与えると操作として，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（低圧炉心スプレイ系による原子炉注水操作）及び現場における残留熱除去系の注入弁の閉止操作とする。
(1)

解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価
本重要事故シーケンスにおいて不確かさの影響評価を実施する重要現象

は，「1.7

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価方針」に示すとおりであり，それらの不確かさの影響評価の結果を以下に示す。
ａ．運転員等操作時間に与える影響
炉心における燃料棒表面熱伝達の不確かさとして，解析コードは炉心の冠水が維持される実験解析において，燃料被覆管温度をほぼ同等に評価する。有効性評価解析では，おおむね炉心の冠水状態が維持されており，燃料被覆管の最高温度は初期値以下にとどまることから，不確かさ
2.7-15は小さく，また，事象初期の原子炉注水は原子炉隔離時冷却系の自動起動により確保され，燃料被覆管温度を操作開始の起点とする運転員等操
作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
炉心における燃料被覆管酸化の不確かさとして，解析コードは酸化量及び酸化反応に伴う発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，
燃料被覆管温度を高めに評価する可能性がある。よって，実際の燃料被覆管温度は低くなるが，事象初期の原子炉注水は原子炉隔離時冷却系の自動起動により確保され，燃料被覆管温度を操作開始の起点とする運転
員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
（添付資料 2.7.5）

ｂ．評価項目となるパラメータに与える影響
炉心における燃料棒表面熱伝達の不確かさとして，解析コードは炉心の冠水が維持される実験解析において，燃料被覆管温度をほぼ同等に評価する。有効性評価解析では，おおむね炉心の冠水状態が維持されており，燃料被覆管の最高温度は初期値以下にとどまることから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
炉心における燃料被覆管酸化の不確かさとして，解析コードは酸化量及び酸化反応に伴う発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，
燃料被覆管温度を高く評価することから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。ただし，炉心部の冠水が維持される本事故シーケンスでは，この影響は小さい。
（添付資料 2.7.5）

2.7-16(2)解析条件の不確かさの影響評価
ａ．初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件
初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件は，第 2.7−2 表に示すとおりであり，これらの条件設定を設計値等の最確条件とした場合の影響を評価する。解析条件の設定に当たっては，設計値を用いるか又は評価項目となるパラメータに対する余裕が小さくなるよう保守的な設定をしていることから，この中で事象進展に有意な影響を与える可能性がある項目について，評価結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
初期条件の燃料棒最大線出力密度は，解析条件で設定した 44.0kW／
m に対して最確条件は約 33kW／m〜41kW／m であり，最確条件とした場
合は燃料被覆管温度の上昇が緩和されるが，事象初期の原子炉注水は原子炉隔離時冷却系の自動起動により確保され，燃料被覆管温度を操
作開始の起点とする運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件で設定した燃焼度
33GWd／t に対して最確条件は燃焼度 33GWd／t 以下であり，最確条件とした場合は解析条件で設定している崩壊熱と同等以下となる。燃焼度 33GWd／t の場合は，解析条件と最確条件は同等であることから，運転員等操作時間に与える影響はない。また，燃焼度 33GWd／t 未満の場
合は，原子炉からサプレッション・プールに流出する蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下は遅くなるが，事象初期の原子炉注水は原子炉隔離時冷却系の自動起動により確保されることから，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の原子炉圧力，原子炉水位及び炉心流量は，ゆらぎにより
2.7-17

解析条件に対して変動を与えうるが，事象進展に与える影響は小さい
ことから，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
事故条件の起因事象については，ＩＳＬＯＣＡ発生時の系統加圧状
態を考慮した構造健全性評価により系統に破損が発生しないことを確認したことから，加圧範囲のうち最も大きいシール構造である残留熱除去系熱交換器フランジ部に対して，ガスケットに期待しない場合にフランジ部に生じる間隙の面積を破断面積として設定している。構造健全性評価において，許容値に対する裕度が最も低い残留熱除去系熱交換器バイパス弁の弁耐圧部の接合部における漏えいを想定する場合，漏えい場所は同じ熱交換器室となり，破断面積は熱交換器フランジ部と比較して小さくなることから，事象進展は熱交換器フランジ部に漏えいを想定した場合に包含され，運転員等操作に与える影響はない。
事故条件の外部電源の有無については，給復水系が停止することで，原子炉水位の低下を厳しくする条件として外部電源なしを想定するとともに，原子炉スクラム及び再循環系ポンプトリップについては，外部電源がある場合を包含する条件を設定している。外部電源がある場
合には，給復水系による原子炉注水が維持されることから，運転員等操作時間に与える影響はない。
機器条件の低圧炉心スプレイ系及び低圧代替注水系（常設）は，最確条件とした場合，おおむね注水開始後の原子炉水位の回復が早くな
り，原子炉水位の維持操作の開始が早くなるが，原子炉減圧から水位回復までの原子炉水位を継続監視している期間の流量調整操作である
ことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
（添付資料 2.7.5）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
2.7-18初期条件の燃料棒最大線出力密度は，解析条件で設定した 44.0kW／
m に対して最確条件は約 33kW／m〜41kW／m であり，最確条件とした場
合は燃料被覆管温度の上昇が緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。ただし，炉心部の冠水が維持される本事故シーケンスでは，この影響は小さい。
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件で設定した燃焼度
33GWd／t に対して最確条件は燃焼度 33GWd／t 以下であり，最確条件とした場合は解析条件で設定している崩壊熱と同等以下となる。燃焼度 33GWd／t の場合は，解析条件と最確条件は同等であることから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。また，33GWd／t 未満の場合は，原子炉からサプレッション・プールに流出する蒸気量が減少することで，原子炉水位の低下は緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。ただし，炉心部の冠水が維持される本事故シーケンスでは，この影響は小さい。
初期条件の原子炉圧力，原子炉水位及び炉心流量は，ゆらぎにより
解析条件に対して変動を与えうるが，事象進展に与える影響は小さい
ことから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
事故条件の起因事象については，ＩＳＬＯＣＡ発生時の系統加圧状
態を考慮した構造健全性評価により系統に破損が発生しないことを確認したことから，加圧範囲のうち最も大きいシール構造である残留熱除去系熱交換器フランジ部に対して，ガスケットに期待しない場合にフランジ部に生じる間隙の面積を破断面積として設定している。構造健全性評価において，許容値に対する裕度が最も低い残留熱除去系熱交換器バイパス弁の弁耐圧部の接合部における漏えいを想定する場合，漏えい場所は同じ熱交換器室となり，破断面積は熱交換器フランジ部
2.7-19と比較して小さくなることから，事象進展は熱交換器フランジ部に漏えいを想定した場合に包含され，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
事故条件の外部電源の有無については，給復水系が停止することで，原子炉水位の低下を厳しくする条件として外部電源なしを想定するとともに，原子炉スクラム及び再循環系ポンプトリップについては，外部電源がある場合を包含する条件を設定している。外部電源がある場
合には，給復水系による原子炉注水が維持され，事象進展が緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
機器条件の低圧炉心スプレイ系及び低圧代替注水系（常設）は，最確条件とした場合，おおむね注水開始後の原子炉水位の回復が早くなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
（添付資料 2.7.5）

ｂ．操作条件
操作条件の不確かさとして，操作に係る不確かさを「認知」，「要員配置」，「移動」，「操作所要時間」，「他の並列操作有無」及び「操作の確実さ」の 6 要因に分類し，これらの要因が運転員等操作時間に与える影響を評価する。また，運転員等操作時間に与える影響が評価項目となるパラメータに与える影響を評価する。評価結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧
操作（低圧炉心スプレイ系による原子炉注水操作）は，解析上の操作
開始時間として事象発生から 15 分後を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，認知時間及び操作所要時間は，余裕時間を含
2.7-20

めて設定していることから，実態の操作開始時間は解析上の設定よりも若干早まる可能性があるが，状況判断から原子炉減圧操作までは一連の操作として実施し，同一の運転員による並列操作はないことから，影響はない。
操作条件の現場における残留熱除去系の注入弁の閉止操作は，解析上の操作開始時間として事象発生から 5 時間後を設定している。運転
員等操作時間に与える影響として，認知時間及び移動・操作所要時間
は，余裕時間を含めて設定していることから，実態の操作開始時間は
解析上の設定よりも若干早まる可能性があるが，異なる運転員による対応が可能であることから，この他の操作に与える影響はない。
（添付資料 2.7.5）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧
操作（低圧炉心スプレイ系による原子炉注水操作）は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時間は解析上の操作開始時
間よりも早くなる可能性があり，この場合，原子炉減圧時点の崩壊熱が高くなるが，原子炉隔離時冷却系，低圧炉心スプレイ系及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の原子炉注水により炉心の冠水状態は維持されることから，評価項目となるパラメー
タに与える影響はない。
操作条件の現場における残留熱除去系の注入弁の閉止操作は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作開始時間は解析上の操
作開始時間よりも早くなる可能性があるが，閉止操作の有無に関わらず，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の原
子炉注水により炉心の冠水状態は維持されることから，評価項目とな
2.7-21

るパラメータに与える影響はない。
（添付資料 2.7.5）(3)

操作時間余裕の把握
操作開始時間の遅れによる影響度合いを把握する観点から，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認できる範囲内での操作時間余裕を確認し，その結果を以下に示す。
操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（低圧炉心スプレイ系による原子炉注水操作）は，操作が遅れた場合でも原子炉隔離時冷却系の原子炉注水により，炉心の冠水状態は維持されることから，時間余裕がある。
操作条件の現場における残留熱除去系の注入弁の閉止操作は，閉止操作の有無に関わらず，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の原子炉注水により，炉心の冠水状態は維持されることから，時間余裕がある。
（添付資料 2.7.5）

(4)

まとめ
解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作
時間余裕を確認した。この結果，解析コード及び解析条件の不確かさが運転員等操作時間に与える影響等を考慮した場合においても，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。この他，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認できる範囲内において，操作時間には時間余裕がある。
2.7-22

2.7.4

必要な要員及び資源の評価(1)

必要な要員の評価
事故シーケンスグループ「格納容器バイパス（ＩＳＬＯＣＡ）」の重大事
故等対策に必要な災害対策要員（初動）は，「2.7.1(3）
策」に示すとおり 12 名である。
「6.2

炉心損傷防止対重大事故等対策時に必要な要員の評

価結果」で説明している災害対策要員（初動）の 39 名で対処可能である。
(2)

必要な資源の評価
事故シーケンスグループ「格納容器バイパス（ＩＳＬＯＣＡ）」において，必要な水源，燃料及び電源は,「 6.1(2)

資源の評価条件」にて評価を行い，以下のとおりである。
ａ．水源

常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原
子炉注水については，7 日間の対応を考慮すると，合計約 490m３ の水が必要となる。
水源として，代替淡水貯槽に 4,300m３ の水を保有していることから，水源が枯渇することはなく，7 日間の対応が可能である。
原子炉隔離時冷却系及び低圧炉心スプレイ系による原子炉注水操作並
びに残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作については，サプレッション・チェンバを水源とすることから，水源が枯渇することはなく，7 日間の対応が可能である。
（添付資料 2.7.6）

ｂ．燃料

外部電源喪失を想定した場合，事象発生直後から 7 日間の非常用ディ
2.7-23

ーゼル発電機，高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機及び常設代替交流
電源設備（常設代替高圧電源装置 2 台）の運転を想定すると，非常用ディーゼル発電機については約 484.0kL，高圧炉心スプレイ系ディーゼル
発電機については約 130.3kL，常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 2 台）については約 141.2kL，合計で 755.5kL の軽油が必要となる。軽油貯蔵タンクには約 800kL の軽油を保有していることから，非常用ディーゼル発電機，高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機及び常設代
替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 2 台）による 7 日間の電源供給の継続が可能である。
（添付資料 2.7.7）

ｃ．電源

外部電源喪失を想定した場合，重大事故等対策時に必要な負荷のうち，非常用ディーゼル発電機等からの電源供給を考慮する負荷については，
非常用ディーゼル発電機等の容量内に収まることから，必要負荷に対しての電源供給が可能である。
常設代替交流電源設備からの電源供給を考慮する負荷については約
1,128kW であるが，常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 2 台）の連続定格容量は 2,208kW であることから，必要負荷に対しての電源供給が可能である。
緊急時対策所用発電機については，必要負荷に対しての電源供給が可能である。
（添付資料 2.7.8）

2.7.5

結

論
2.7-24

事故シーケンスグループ「格納容器バイパス（ＩＳＬＯＣＡ）」では，ＩＳ
ＬＯＣＡの発生により原子炉冷却材が流出し，原子炉水位の低下が継続し，炉心損傷に至ることが特徴である。事故シーケンスグループ「格納容器バイパス（ＩＳＬＯＣＡ）」に対する炉心損傷防止対策としては，初期の対策として原子炉隔離時冷却系，低圧炉心スプレイ系及び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）による原子炉注水手段，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧による漏えい抑制手段並びに隔離弁閉止による漏えい箇所の隔離手段を整備し，安定状態に向けた対策として，逃がし安全弁（自動減圧機能）を開維持することで常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による炉心冷却を継続する。また，格納容器の健全性を維持するため，安定状態に向けた対策として残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱手段を整備している。
事故シーケンスグループ「格納容器バイパス（ＩＳＬＯＣＡ）」の重要事故
シーケンス「ＩＳＬＯＣＡ」について有効性評価を行った。
上記の場合においても，原子炉隔離時冷却系，低圧炉心スプレイ系及び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，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧による漏えい抑制手段，隔離弁閉止による漏えい箇所の隔離手段並びに残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱を実施することで炉心の著しい損傷を防止することができる。
この結果，燃料被覆管温度及び酸化量，原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力並びに格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度は，評価項目を満足している。また，安定状態を維持することができる。
解析コード及び解析条件の不確かさの影響について確認した結果，運転員
等操作時間に与える影響及び評価項目となるパラメータに与える影響は小さ
2.7-25

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。
重大事故等対策に必要な要員は，災害対策要員にて確保可能である。また，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
以上のことから，事故シーケンスグループ「格納容器バイパス（ＩＳＬＯ
ＣＡ）」において，原子炉隔離時冷却系，低圧炉心スプレイ系及び常設低圧代
替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水手段，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧による漏えい抑制手段，
隔離弁閉止による漏えい箇所の隔離手段並びに残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱手段の炉心損傷防止対策は，選定した重要事故シーケンスに対して有効であることが確認でき，事故シーケンス
グループ「格納容器バイパス（ＩＳＬＯＣＡ）」に対して有効である。

2.7-26

２Ｃ 非常 用 ディ ーゼル発電機，２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系デ ィー ゼ ル発 電機

凡例：安 全機 能 の喪 失を 仮定 す る設 備
：漏 えい 想 定箇 所

逃が し安 全 弁
（安 全弁 機 能）Ｇ
常設 代替 高圧電源装置

ター ビン へ
原子炉建屋
東側接続口

軽油 貯蔵タンクドラ イウ ェ ル

2.7-27

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

↑

←

→

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)※1
緊急用海水ポンプ（Ａ），（Ｂ）→

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ
(Ｂ)，(Ｄ)

※3
代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

原子 炉建 屋 高所 東側
西側 接続 口 接続 口
高所 西側
接続 口

→

→

格納 容器 圧 力逃 がし 装置

サプ レッ シ ョン・プ ール

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ(Ａ )，(Ｃ)※2※3

サプ レッ シ ョン ・
チェ ンバ

↑

→

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器

Ｇ

→

※1

→

※2

※１

※1 海へ

←

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポン プ

残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ)←海

復水 貯蔵 タ ンク←
常設 高圧 代 替注 水系 ポン プ↑

常設 低圧 代 替注 水系
ポン プ(Ａ)，(Ｂ )

※１

→

漏えい想定
箇所

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポン プ

第 2.7−1 図↑海へ ※2

代替 淡水 貯 槽
※１ ：残 留 熱除 去系 Ｂ系 の 熱交 換器 か ら の漏 えい を 想定 する こと か ら，
保守 的に 同 じ原 子炉 建屋 西 側区 画に 設 置 され てい る 残留 熱除 去系
Ｃ系 及び 高 圧炉 心ス プレ イ 系の 機能 喪 失 を想 定す る 。

格納容器バイパス（ＩＳＬＯＣＡ）時の重大事故等対策の概略系統図（1／3）（原子炉隔離時冷却系による原子炉注水段階）

凡

２Ｃ非常用ディーゼル発電機，２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ
系ディーゼル発電機

例：安 全機 能 の喪 失を 仮定 す る設 備
：漏 えい 想 定箇 所

逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）Ｇ
常設代替高圧電源装置

ター ビン へ
原子炉建屋
東側接続口

軽油貯蔵タンク

ドラ イウ ェ ル

2.7-28

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

↑

←

→

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)※1
緊急用海水ポンプ（Ａ），（Ｂ）→

残留熱除去 系
海水系ポン プ(Ｂ)，(Ｄ)

※3
代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

原子 炉建 屋 高所 東側
西側 接続 口 接続 口
高所 西側
接続 口

→

→

格納 容器 圧 力逃 がし 装置

サプ レッ シ ョン・プ ール

残留熱除去系
海水系ポンプ(Ａ)，(Ｃ)※2※3

サプ レッ シ ョン ・
チェ ンバ

↑

→

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器

Ｇ

→

※1

→

※2

※１

※1 海へ

←

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポン プ

残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ)←海

復水 貯蔵 タ ンク←
常設 高圧 代 替注 水系 ポン プ↑

常設 低圧 代 替注 水系
ポン プ(Ａ)，(Ｂ )

※１

→

漏えい想定
箇所

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポン プ

第 2.7−1 図↑海へ ※2

代替 淡水 貯 槽
※１ ：残 留 熱除 去系 Ｂ系 の 熱交 換器 か ら の漏 えい を 想定 する こと か ら，
保守 的に 同 じ原 子炉 建屋 西 側区 画に 設 置 され てい る 残留 熱除 去系
Ｃ系 及び 高 圧炉 心ス プレ イ 系の 機能 喪 失 を想 定す る 。

格納容器バイパス（ＩＳＬＯＣＡ）時の重大事故等対策の概略系統図（2／3）（漏えい抑制のための原子炉減圧後の低圧炉心スプレイ系及び低圧代替注水系（常設）による原子炉注水段階）

凡

２Ｃ 非常 用 ディ ーゼル発電機，２Ｄ非常用ディーゼル発電機及び高圧炉心スプレイ系デ ィー ゼ ル発 電機

例：安 全機 能 の喪 失を 仮定 す る設 備
：漏 えい 想 定箇 所

逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）Ｇ
常設 代替 高圧電源装置

ター ビン へ
原子炉建屋
東側接続口

軽油 貯蔵タンクドラ イウ ェ ル

2.7-29

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

↑

→
→
残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ
(Ｂ)，(Ｄ)

※3

↑

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

原子 炉建 屋 高所 東側
西側 接続 口 接続 口
高所 西側
接続 口

緊急用海水
ポンプ（Ａ），（Ｂ）※2

格納 容器 圧 力逃 がし 装置

サプ レッ シ ョン
・プ ール

←

→

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)※1→※3

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ(Ａ)，(Ｃ)

→

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器

Ｇ

→

※1

→

※2

※１

※1 海へ

←

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポン プ

残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ)←海

復水 貯蔵 タ ンク←
常設 高圧 代 替注 水系 ポン プ↑

常設 低圧 代 替注 水系
ポン プ(Ａ)，(Ｂ )

※１

→

漏えい想定
箇所

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポン プ

第 2.7−1 図↑海へ ※2

代替 淡水 貯 槽
※１ ：残 留 熱除 去系 Ｂ系 の 熱交 換器 か ら の漏 えい を 想定 する こと か ら，
保守 的に 同 じ原 子炉 建屋 西 側区 画に 設 置 され てい る 残留 熱除 去系
Ｃ系 及び 高 圧炉 心ス プレ イ 系の 機能 喪 失 を想 定す る 。

格納容器バイパス（ＩＳＬＯＣＡ）時の重大事故等対策の概略系統図（3／3）（隔離成功後の低圧炉心スプレイ系による原子炉注水及び残留熱除去系による格納容器除熱段階）

本評価においては，残留熱除去系Ｂ系のＩＳＬＯＣＡ事象を想定しているが，残留熱除去系Ａ系等においてＩＳＬＯＣＡ事象が発生した場合でも，同様の対応を取ることにより事象を収束することができる。
なお，残留熱除去系Ａ系におけるＩＳＬＯＣＡを想定し，保守的に原子炉建屋東側に設置されている機器の機能喪失を仮定する場合，原子炉隔離時冷却系及び低圧炉心スプレイ系に代わり，高圧炉心スプレイ系を使用する。

定期試験開始「残留熱除去系Ｂ系
電動弁作動試験」
残留熱除去系Ｂ系注入弁全開試験
時「RHR PUMP B DISCH PRESS ABNORMAL
HI/LO」警報発報

凡

例：操作・確認（運転員）：プラント状態（解析）：判

断：解析上考慮しない操作：重大事故等対応要員（現場）(解析上の時刻)（0秒）：運転員と重大事故等対応要員
ISLOCA 発生（給水流量の全喪失※１）（現場）の共同作業

原子炉水位低（レベル３）
設定点到達

原子炉スクラムの確認※２（約20秒）

可搬型代替注水中型
ポンプによる
水源補給操作原子炉水位異常低下（レベル２）
設定点到達

主蒸気隔離弁閉止及び逃がし安全弁による原子炉圧力制御の確認※４

原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認※３，４

タンクローリによる燃料給油操作使用済燃料プールの冷却操作

再循環系ポンプ
トリップの確認※４

ISLOCA 発生の確認※５

中央制御室における残留熱除去系の注入弁の閉止操作

常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動操作※７

成功

隔離成功の確認※６失敗
原子炉隔離時冷却系により原子炉水位を維持し，残留熱除去系によるサプレッション・プール冷却を実施する。その後，原子炉を減圧し，残留熱除去系を原子炉停止時冷却モード運転とし，冷温停止状態とする。

低圧炉心スプレイ系の起動操作※８（15分）

低圧炉心スプレイ系以外による原子炉注水操作
・代替循環冷却系による原子炉注水操作
・制御棒駆動水圧系による原子炉注水操作
・ほう酸水注入系による原子炉注水操作
・消火系による原子炉注水操作
・補給水系による原子炉注水操作
・可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水操作
系（可搬型）の原子炉注水操作

逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作※９※１

評価上は給水流量の全喪失を想定している。

※２

原子炉スクラムは，中央制御室にて平均出力領域計装等により確認する。

※３

原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて高圧炉心スプレイ系も自動起動するが，評価上は漏えいが発生する西側区画に設置されている高圧炉心スプレイ系の機能喪失を想定している。

※４

中央制御室にて，機器ランプ表示，自動起動警報，ポンプ吐出圧力，系統流量，原子炉水位（広帯域），原子炉圧力等にて確認する。

※５

複数のパラメータによりＩＳＬＯＣＡの発生を確認する（補足１）。

※６

原子炉水位挙動の変化，残留熱除去系の吐出圧の変化，原子炉建屋床ドレンサンプポンプ運転頻度の低下等により総合的に隔離成功を確認する。

※７

ＩＳＬＯＣＡ発生時は，外部水源の原子炉注水系統を確保するため，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注
水系（常設）を起動する。外部電源がない場合には，常設代替高圧電源装置による緊急用母線受電操作を実施する。

※８

原子炉注水を原子炉隔離時冷却系のみで実施中の場合は，漏えい抑制のための原子炉減圧操作の実施前に低圧炉心ス
プレイ系等を起動し低圧で注水可能な系統を確保する。

※９

ＩＳＬＯＣＡ発生時に中央制御室からの注入弁閉止による隔離に失敗した場合は，低圧で原子炉注水可能な系統又は低圧代替注水系 1 系統以上を確保した後に漏えい抑制のため原子炉を減圧する。

Ⅰ

原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（常設））※１１（約17分）

原子炉圧力 3MPa[gage]到達

中央制御室における残留熱除去系の弁の閉止操作※１０（21分） 残留熱除去系（サプレッション・プ
ール冷却系）によるサプレッション・プール冷却操作※１２

(5時間)

※１０

残留熱除去系の弁の閉止操作は，原子炉減圧操作に伴い原子炉圧力が残留熱除去系の低圧設計部の最高使用圧力を下回る圧力である3MPa[gage]以下まで低下した後に実施する。

※１１

ＩＳＬＯＣＡ発生時は，隔離操作が完了するまでの間，漏えい抑制のために原子炉水位を低めに維持するのが望ましいこと及び原子炉水位異常低（レベル２）にて高圧炉心スプレイ系の自動起動信号，主蒸気隔離弁の自動閉止信号等が発信することを踏まえ，運転手順に従い原子炉水位異常低下（レベル２）以上で可能な限り原子炉水位を低く維持する。（補足２）※１２

格納容器バイパス事象であるが，漏えい抑制のための原子炉減圧等に伴いサプレッション・プール水温度が 32℃を超える場合は，残留熱除去系によるサプレッション・プール冷却を実施する。

※１３

残留熱除去系の注入弁の閉止完了後は，原子炉注水を低圧炉心スプレイ系に切り替え，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間に維持する。

現場における残留熱除去系の注入弁の閉止操作

原子炉水位の調整操作（低圧炉心スプレイ系）※１３【有効性評価の対象としていないが他に取り得る手段】
Ⅰ
技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において使用することは困難であるが，プラント状況によっては，事故対応に有効な設備となる代替循環冷却系，制御棒駆動水圧系，ほう酸水注入系，消火系，補給水系及び可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水も実施可能である。

低圧炉心スプレイ系により原子炉水位を維持し，残留熱除去系によるサプレッション・プール冷却を継続する。その後，残留熱除去系を原子炉停止
時冷却モード運転とし，冷温停止状態とする。

補足１
ＩＳＬＯＣＡの発生は，隔離弁等の開操作実施時に以下のパラメータにより確認する。
・弁操作を実施した系統の圧力変動（残留熱除去系ポンプ吐出圧力）・主蒸気隔離弁が閉止し，原子炉隔離時冷却系による原子炉注水が開始されたにも関わらず原子炉水位の低下が継続（原子炉水位（広帯域，ＳＡ広帯域，燃料域，ＳＡ燃料域），原子炉隔離時冷却系系統流量）監視可能であれば，以下のパラメータによる情報も勘案し総合的にＩＳＬＯＣＡ発生を確認する。
・系統異常過圧警報（RHR PUMP DISCH PRESS ABNORMAL HI/LOW 等）発報
・区画浸水警報（RHR Hx AREA FLOODING 等）発報
・区画温度上昇警報（RHR EQUIPMENT AREA AMBIENT TEMP HI 等）発報
・火災警報発報
・原子炉建屋内空間線量率上昇警報（R/B AREA RADIATION HIGH）発報
・原子炉建屋内ダストモニタ上昇警報（DUST MONITOR SYS ABNORMAL）発報
・主蒸気流量と給水流量とのミスマッチ発生・原子炉建屋内異常漏えい警報（R/B FD SUMP LEAKAGE HIGH，R/B FD SUMP LEVEL HI-HI 等）発報
・原子炉建屋機器ドレンサンプ温度高（R/B ED SUMP TEMP HIGH）発報
・ドライウェル圧力及び雰囲気温度が有意に上昇していない

第 2.7−2 図

補足２
ＩＳＬＯＣＡの発生時は，原子炉水位異常低下（レベル２）以上を維持しつつ，漏えい抑制のため可能な限り原子炉水位を低めに維持する。
・原子炉水位低（レベル３）・・・・・・・・1,372cm
・原子炉水位異常低下（レベル２）・・・・・1,243cm
・高圧炉心スプレイ系注水ノズル ・・・・・約 1,217cm
・低圧炉心スプレイ系注水ノズル ・・・・・約 1,217cm
・原子炉水位異常低下（レベル１）・・・・・961cm
・残留熱除去系注水ノズル・・・ ・・・・・約 946cm
・燃料有効長頂部 ・・・・・・・・・・・・約 920cm（原子炉圧力容器底部を 0cm とした相対高さを示す）

格納容器バイパス（ＩＳＬＯＣＡ）の対応手順の概要

2.7-30

格 納容 器バ イ パス （ ＩＳ ＬＯ Ｃ Ａ）

経過 時 間
0

10

20

30

40

50

60
分

2

3

4

5

24

25
時間

備 考

事象 発生

実施箇所・必要要員数

原子 炉ス ク ラム
【 】は他作業後移動してきた要員

責任者

当直発電長

1人

約20秒

原 子炉 水位 異常 低 下（ レベ ル ２ ）設 定点 到 達

中央監視
運転操作指揮プラ ント 状 況判 断

操作項目

操作の内容
補佐

当直副発電長

指揮者等

災害対策要員
（指揮者等）

1人

運転操作指揮補佐

4人

初動での指揮発電所内外連絡約15分

原 子炉 減圧 開始

約17分

当直運転員
(中央制御室)

当直運転員
(現場)

約 5時 間原 子炉 圧力 3MPa[gage]到達

残留除去系からの漏 えい 停 止

重大事故等対応要員(現場)●原子炉スクラムの確認●タービン停止の確認●外部電源喪失の確認
外部電源喪失の確認及び非常用ディーゼル発電機等の自動起 動の確認 は，外部電源がない場合に実施
する●給水流量全喪失の確認
2人
A，B

状況確認

−

−

●ＩＳＬＯＣＡ発生の確認

10 分●再循環系ポンプトリップの確認●主蒸気隔離弁閉止及び逃がし安全弁（安全弁機能）による原子炉圧力制御の確認●非常用ディーゼル発電機等の自動起動の確認●原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認
中央制御室における残留熱除去系の注入弁の
閉止操作

【1人】
A

−

−

●残留熱除去系の注入弁の閉止操作（失敗）●残留熱除去系のレグシールポンプの停止操作

2分

常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受
電操作

【1人】
B

−

−

●常設代替高圧電源装置2台の起動操作及び緊急用母線の受電操
作

4分

低圧炉心スプレイ系の
起動操作

【1人】
A

−

−

●低圧炉心スプレイ系の起動操作

逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子
炉減圧操作

【1人】
B

−

−

●逃がし安全弁（自動減圧機能）7個の手動開放操作

1分

3分

2分

常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替
注水系（常設）の起動操
作

【1人】
A

−

−

●常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の系統構成操作及び起動操作

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
によるサプレッション・プール水の除熱操作

【1人】
B

−

−

●残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレ
ッション・プール水の除熱操作

原子炉水位の調整操作(低圧代替注水系（常
設）)

【1人】
A

−

−

●常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の調整操作

中央制御室における残留熱除去系の弁の閉止
操作

【1人】
A

−

−

●残留熱除去系熱交換器出入口等の閉止操作，失敗原因調査

現場における残留熱除
去系の注入弁の閉止操
作

−

3人
C,D,E

1人
a

●保護具装備/装備補助●残留熱除去系の注入弁閉止操作のための現場移動●残留熱除去系Ｂ系の注入弁の閉止操作

原子炉水位の調整操作(低圧炉心スプレイ系)

【1人】
B

−

−

●低圧炉心スプレイ系による原子炉水位調整操作

6分

漏え い抑 制 のた め原 子炉 水 位を 原子 炉 水 位異 常低 下 （レ ベル ２） 以 上で 可能 な 限 り低 めに 維 持

適宜 実施適宜 実施

必要要員合計

【1人】
A

2人
A,B

−

3人
C,D,E

移 動 :67分 （ 移 動 経 路 :中央制御室から原子炉建屋
原子炉棟地 上3階（放射線防護具着用 含む））
現場隔離操 作:48分（操作対 象 1個 : 原 子 炉 建 屋 地 上
3階）

115分

原子炉水位低（レベル３）設定
点か ら原 子 炉水 位高（ レベ ル８）
設定 点に 維 持

●常設低圧代替注 水系ポン プによ る代替燃 料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作
使用済燃料プールの冷却操作

解析上考慮 しない

解析上考慮 しない
スロッシングによる水位低下がある場合は代替燃
料プール冷却系の起動までに実施す る

適宜 実施−
●緊急用海水系による海水通水の系統構成操作及び起動操作

20 分●代替燃料プール冷却系の起動操作

15 分

1人
a

第 2.7−3 図

格納容器バイパス（ＩＳＬＯＣＡ）の作業と所要時間

2.7-31

解析上考慮 しない
約 25 時 間 後 ま で に 実 施 する10
逃がし安全弁（安全弁機能）の開閉による圧力制御（最高値：約 7.79MPa[gage]）
逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個による手動減圧（15 分）

8

原子炉圧 力

原子炉圧力(MPa[abs])（MPa[abs]）

主蒸気隔離弁
閉止による
圧力上昇

6

4

臨界流モデルの切り替わりによる
圧力低下

2

0
0

1

2

3

4

5

6

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2LPI99AG3AN000

第2.7−4図

原子炉圧力の推移

20

低圧炉心スプレイ系の起動／停止による水位制御

原子炉減圧操作に伴いボイドが発生し，二相水位が上昇（15 分）

原子炉水位（シ ュラウド内外水位）

原子炉水位（シュラウド内外水位）

シュラウド外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）による水位維持

15

レベル 8
レベル 3
レベル 2
シュラウド内（炉心上部プレナム）

10臨界流モデルの切り替わりに伴い減圧することで二相水位が上昇
レベル 1
燃料有効長頂部

シュラウド内（高出力燃料集合体）

燃料有効長底部

5

シュラウド内（炉心下部プレナム）（ｍ） (m)

0
0

1

2

3

4

5

(h)
事故後の時間（ｈ）
SA3NT2LPI99AG3AN000

第2.7−5図※

原子炉水位（シュラウド内外水位）の推移 ※シュラウド内外水位はボイドを含む場合は，二相水位を示している。

2.7-326

2000
低圧炉心スプレイ系による注水（原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間に維持するよう注水）

1500

注水流量

注水 流量

低圧炉心スプレイ系による注水（原子炉水位高（レベル８）設定点到達時に注水停止）

1000

原子炉隔離時冷却系による注水

３(m ／h)（m3/h）
臨界流モデルの切り替わりに伴う過渡的な注水流
量の変化

500

常設低圧代替ポンプを用いた
低圧代替注水系（常設）による注水（原子炉水位低（レベル３）設定点以上に維持するよう注水）

0
0

1

2

3

4

5

6

(h)
事故後の時間（ｈ）
SA3NT2LPI99AG3AN000

第2.7−6図

注水流量の推移

5000

4000

蒸気流量

蒸 気流量

逃がし安全弁（安全弁機能）（原子炉圧力制御）

3000

逃がし安全弁(自動減圧機能)
7 個による手動減圧（15 分）(t／h) 2000（t/h）

臨界流モデルの切り替わりに伴う蒸気流量の増加

1000

0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2LPI99AG3AN000

第2.7−7図

逃がし安全弁からの蒸気流量の推移

2.7-336

500

原子炉圧 力容器内の保 有水量

原子炉圧力容器内の保有水量（ｔ）(t)

低圧炉心スプレイ破断による冷却材流出
系の起動／停止ににより水量減少
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）による水量維持 よる水量の変化

400

300
臨界流モデルの切り替わりに伴う，破断流量の増加により保有水量が減少

200

100
注水開始による保有水量回復

0
0

1

2

3

4

5

6

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2LPI99AG3AN000

第2.7−8図

1200

燃料被覆管 温度(℃)

原子炉圧力容器内の保有水量の推移（最高値：初期値（約 309℃）以下にとどまる）

1000

800

600

原子炉減圧による飽和温度の低下（15 分）

400

200

0
0

1

2

3

4

5

6

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2LPI99AG3AN000

第 2.7−9 図

燃料被覆管温度の推移

2.7-34

1.0E+6
核沸騰冷却（再冠水後）

核沸騰冷却（ボイド率に対応した値）

1.0E+5

熱伝達係数

熱 伝 達 係数

1.0E+4

1.0E+3低圧炉心スプレイ系の原子炉注水に伴い圧力が低下し，ボイド率が一時的に増加する
ことで，熱伝達係数が低下(W／(m２・K))（W/(m2･K)）
1.0E+2

1.0E+1

1.0E+0
0

1

2

3

4

5

6

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2LPI99AG3AN000

第2.7−10図

燃料被覆管最高温度発生位置における熱伝達係数の推移

1.2
低圧炉心スプレイ系
注水時の減圧によるボイド率増加原子炉減圧に伴うボイド率増加（15 分）

1

ボイド率

0.8
臨界流モデルの切り替わりに伴う，破断流量の増
加により減圧することでボイド率が増加

0.6
(−)
0.4

0.2

0
0

1

2

3

4

5

6

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2LPI99AG3AN000

第 2.7−11 図

燃料被覆管最高温度発生位置におけるボイド率の推移

2.7-35

1.2
低圧炉心スプレイ系
作動時の減圧によるボイド率増加1

原子炉減圧に伴うボイド率増加（15 分）

ボイド率

0.8
臨界流モデルの切り替わりに伴う，破断流量の増加により減圧することでボイド率が増加

0.6

(−)
0.4

0.2

0
0

1

2

3

4

5

6

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2LPI99AG3AN000

第2.7−12図

高出力燃料集合体のボイド率の推移

1.2

1

ボイド率

ボイド率

0.8

原子炉減圧に伴うボイド率増加（15 分）

0.6

（−）
(−)

低圧炉心スプレイ系
作動に伴う減圧によるボイド発生常設低圧代替注水系ポンプを用いた
低圧代替注水系(常設) による原子炉
注水により未飽和となりボイド消滅

0.4

0.2

0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）(h)
SA3NT2LPI99AG3AN000

第 2.7−13 図

炉心下部プレナム部のボイド率の推移

2.7-36

6

500
平衡均質流
モデル

差圧流モデル

400

破断流量

破断流量

(t／h)
（t/h）

逃がし安全弁（安全弁機能）の圧力制御による原子炉圧力変化に伴う変化

300

臨界流モデルが平衡均質流モデルから差圧流モデルに切り替わるタイミングでの不連続な変化（差圧流モデルは単純な理論式により破断流量を大きめに評価）

200

100

0
0

1

2

3

4

5

事故後の時間（ｈ）(h)

第 2.7−14 図

破断流量の推移

2.7-37

SA3NT2LPI99AG3AN000

610000
GEMP731
ORNL3626
ORNL3626(照射)燃 料被 覆管 の最 高温 度 及 び
円周方向応力の最高値

GEMP683
GEVNC(0.56℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(2.8 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(5.6 ℃/s)(8×8)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(0.56℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)

1000

周
方
向

円周方向の応力円

GEVNC(2.8 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)
GEVNC(5.6 ℃/s)(7×7)(Vallecitosのデータ)
NUREG-0630,DATA F(ORNL)NUREG-0630,DATA H(KfK FABIOLA)NUREG-0630,DATA I(ORNL)NUREG-0630,DATA J(KfK)
KfK(0.8〜1.6K/s)(REBEKA Single Rod)JNES(内圧破裂試験)

100のNFI他(内圧破裂試験)

応

ベストフィット曲線

力
平均値−２σ曲線
2) ２
(N/mm
(N／mm
)

10

1
0

100

200

300

400

500

600

700

800

900

1000

1100

1200

1300

1400

1500

1600

燃 料 被 覆 管 温 度 (℃)

第2.7−15図

燃料被覆管破裂が発生した時点の燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係

2.7-38

第 2.7−1 表
操作及び確認
ＩＳＬＯＣＡの発生

原子炉スクラムの確認

格納容器バイパス（ＩＳＬＯＣＡ）における重大事故対策について（1／4）
手−

重大事故等対処設備
可搬型設備
−
−

−

−

平均出力領域計装 ＊起動領域計装 ＊原子炉隔離時冷却系＊
サプレッション・
チェンバ ＊
主蒸気隔離弁 ＊ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循
環系ポンプトリップ機能）
逃がし安全弁（安全弁機能） ＊−−

原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉隔離時冷却系系統流量 ＊原子炉圧力 ＊
原子炉圧力（ＳＡ）

順

・原子炉冷却材圧力バウンダリと接続された
系統で，高圧設計部分と低圧設計部分とを分離するための隔離弁の誤開等により，低圧設計部分が過圧されて破損することで，ＩＳＬＯＣＡが発生する。
・原子炉がスクラムしたことを確認する。

常設設備

計装設備

・原子炉水位が，原子炉水位異常低下（レベル２）設定点に到達したことを確認する。
・原子炉隔離時冷却系が自動起動したことを確認する。
・主蒸気隔離弁が閉止し，逃がし安全弁（安全弁機能）により原子炉圧力が制御されていることを確認する。
・再循環系ポンプがトリップしたことを確認する。

ＩＳＬＯＣＡ発生の確認

・隔離弁の開操作に伴いポンプ吐出圧力が変−
原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊
動したこと，主蒸気隔離弁が閉止し原子炉
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
隔離時冷却系が自動起動したにも関わらず
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉水位の低下が継続していること等に原子炉隔離時冷却系系統流量 ＊よりＩＳＬＯＣＡが発生したことを確認す
残留熱除去系ポンプ吐出圧力 ＊る。
＊ 既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

2.7-39原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認

第 2.7−1 表
操作及び確認

格納容器バイパス（ＩＳＬＯＣＡ）における重大事故対策について（2／4）
手順

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
−
原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域）
残 留熱除去系ポンプ吐 出圧 力

常設設備
・中央制御室からの遠隔操作により残留熱除 −去系の注入弁の閉止操作を実施するが，これに失敗する。
＊
・残留熱除去系ポンプのコントロールスイッ
チを停止位置に固定するとともに，レグシ
ールポンプを停止する。
低 圧 炉 心 ス プ レ イ 系 の 起 動 操 ・中央制御室における残留熱除去系の注入弁 低 圧 炉 心 ス プ レ イ −低 圧炉心ス プレ イ系 ポンプ 吐
作の閉止操作の失敗後，中央制御室からの遠 系 ＊出圧力 ＊隔操作により低圧炉心スプレイ系を起動す サプレッション・る。
チェンバ ＊
・外部電源が喪失している場合には，非常用 非常用ディーゼル
ディーゼル発電機が自動起動し，非常用母 発電機 ＊軽油貯蔵タンク
線に電源を供給する。
逃がし安全弁（自動減圧機能） ・低圧炉心スプレイ系の起動操作の完了後， 逃 が し 安 全 弁 （ 自 −原子炉圧力 ＊＊の手動による原子炉減圧操作
中央制御室からの遠隔操作により逃がし安 動減圧機能）
原子炉圧力（ＳＡ）
全弁（自動減圧機能）7 個の手動開放により， 非 常 用 窒 素 供 給 系
高圧窒素ボンベ
原子炉減圧を実施する。
常 設 低 圧 代 替 注 水 系 ポ ン プ を ・ＩＳＬＯＣＡ発生の確認後，中央制御室か 常 設 低 圧 代 替 注 水 −常 設低圧代 替注 水系 ポンプ 吐用いた低圧代替注水系（常設）
らの遠隔操作により常設低圧代替注水系ポ 系ポンプ
出圧力
の起動操作
ンプを用いた低圧代替注水系（常設）を起 代替淡水貯槽
緊急用Ｍ／Ｃ電圧動する。
常設代替高圧電源
・外部電源が喪失している場合は，中央制御 装置
室からの遠隔操作により常設代替高圧電源 軽油貯蔵タンク装置を起動し，緊急用母線を受電する。
＊ 既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの
中央制御室における残留熱除
去系の注入弁の閉止操作

2.7-40第 2.7−1 表
操作及び確認
原子炉水位の調整操作（低圧代
替注水系（常設））

2.7-41

中央制御室における残留熱除
去系の弁の閉止操作

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプ
レッション・プール冷却操作

格納容器バイパス（ＩＳＬＯＣＡ）における重大事故対策について（3／4）
手順

・原子炉減圧操作に伴い，原子炉水位が一時的に低下し，その後原子炉水位が原子炉水位低（レベル３）設定点以上に回復した以降は，破断口からの漏えい抑制のため，原子炉水位を，原子炉水位異常低下（レベル２）設定点以上で可能な限り低めに維持する。
・常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代
替注水系（常設）による原子炉注水により原子炉水位の維持が可能なことを確認した
後，低圧炉心スプレイ系による原子炉注水を停止する。
・原子炉圧力が 3MPa［gage］到達後，中央制
御室からの遠隔操作により残留熱除去系の電動弁の閉止操作を実施する。

−

原子炉圧力 ＊
原子炉圧力（ＳＡ）
原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
残留熱除去系ポンプ吐出圧力 ＊サプレッション・プール水温度

残留熱除去系（サ −＊プレッション・プール冷却系） ＊残留熱除去系系統流量 ＊サプレッション・
チェンバ ＊
非常用ディーゼル
発電機 ＊
軽油貯蔵タンク
既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

・サプレッション・プール水温度が 32℃に到達したことを確認する。
・中央制御室からの遠隔操作により残留熱除去系によるサプレッション・プール冷却を
実施する。

＊

常設設備
低圧炉心スプレイ系＊
サプレッション・
チェンバ ＊
常設低圧代替注水系ポンプ
代替淡水貯槽
非常用ディーゼル
発電機 ＊常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク−

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
−
原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
低圧代替注水系原子炉注水流量
代替淡水貯槽水位
低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力 ＊第 2.7−1 表
操作及び確認現場における残留熱除去系の注入弁の閉止操作

格納容器バイパス（ＩＳＬＯＣＡ）における重大事故対策について（4／4）
手順・現場操作により残留熱除去系の注入弁を閉止し，残留熱除去系を隔離する。

常設設備
残留熱除去系注入弁＊

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
−
原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
残 留熱除去系ポンプ吐 出圧 力＊

原子炉水位の調整操作（低圧炉心スプレイ系）

2.7-42

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による冷温停止操作

使用済燃料プールの冷却操作

・残留熱除去系の隔離成功後は，低圧炉心ス
プレイ系により原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持する。
・常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代
替注水系（常設）による原子炉注水を停止する。
・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。

・代替燃料プール冷却系等を用いて使用済燃料プールへの注水及び冷却を実施する。
＊

低圧炉心スプレイ系＊
サプレッション・
チェンバ ＊
非常用ディーゼル
発電機 ＊
軽油貯蔵タンク
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系） ＊残留熱除去系海水系＊
非常用ディーゼル
発電機 ＊
軽油貯蔵タンク−−

原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
低圧炉心スプレイ系流量 ＊−原子炉圧力 ＊
原子炉圧力（ＳＡ）
残留熱除去系系統流量 ＊−−：有効性評価上考慮しない操作
既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 2.7−2 表
項

主要解析条件（格納容器バイパス（ＩＳＬＯＣＡ））（1／6）

目

解析コード

主要解析条件

条件設定の考え方

初期条件

2.7-43

ＳＡＦＥＲ

本重要事故シーケンスの重要現象を評価できる解析コード

原子炉熱出力3,293MW

定格熱出力を設定

原子炉圧力（圧力容器ドーム部）

6.93MPa[gage]

定格圧力を設定

原子炉水位

通常運転水位（セパレータ
スカート下端から＋126cm）

通常運転水位を設定

炉心流量48,300t／h

定格流量を設定

炉心入口温度

約 278℃

熱平衡計算による値

炉心入口サブクール度

約 9℃

熱平衡計算による値

燃料

９×９燃料（Ａ型）

燃料棒最大線出力密度44.0kW／m

原子炉停止後の崩壊熱

ANSI／ANS-5.1-1979（燃焼度 33GWd／t）

９×９燃料（Ａ型）と９×９燃料（Ｂ型）は，熱水力的な特性はほぼ同等であり，その他の核的特性等の違いは燃料棒最大線出力密度の保守性に包含されることから，代表的に９×９燃料（Ａ型）を設定
初期の燃料棒線出力密度が大きい方が燃料被覆管温度の観点で厳しい設定となるため，保安規定の運転上の制限における上限値を設定
崩壊熱が大きい方が原子炉水位低下の観点で厳しい設定となるため，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（通常運転時においてサイクル末期の炉心平均燃焼度が 33GWd／t 以下となるよ
う燃料を配置する。）

第 2.7−2 表
項

目

起因事象

事故条件

安全機能の喪失に対する仮定

2.7-44
外部電源

主要解析条件（格納容器バイパス（ＩＳＬＯＣＡ））（2／6）
主要解析条件

条件設定の考え方

残留熱除去系Ｂ系
熱交換器フランジ部に約 21cm２ の破断面積を想定

残留熱除去系の構造健全性評価の結果，ＩＳＬＯＣＡにより系統が加圧された場合でも低圧設計部に破損が発生しないことを確認したため，加圧範囲のうち最も大きなシール構造である熱交換器フランジ部に対して，保守的に弁開放直後の圧力ピーク値（8.2MPa［gage］）及び原子炉冷却材温度（288℃）
が同時に継続的に負荷され，かつ，ガスケットに期待しないことを想定した場合の破断面積を設定（添付資料 2.7.2）

残留熱除去系Ｂ系の機能喪失

ＩＳＬＯＣＡが発生した系統の機能喪失を設定

高圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系Ｃ系の機能喪失

外部電源なし残留熱除去系Ｂ系が設置されている原子炉建屋西側は原子炉冷却材の原子炉建屋への漏えいにより高温多湿となるため，保守的に同じ原子炉建屋西側に設置されている高圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系Ｃ系は事象発生と同時に機能喪失するものとして設定
給復水系が停止することで，原子炉水位の低下が早くなることから，炉心の冷却の観点で厳しくなる外部電源なしを設定。また，原子炉スクラムまで炉心の冷却の観点で厳しくなり，外部電源がある場合を包含する条件として，
原子炉スクラムは，原子炉水位低（レベル３）信号にて発生し，再循環系ポ
ンプトリップが原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて発生するものとする第 2.7−2 表
項

主要解析条件（格納容器バイパス（ＩＳＬＯＣＡ））（3／6）

2.7-45

重大事故等対策に関連する機器条件

目

主要解析条件

原子炉スクラム

原子炉水位低（レベル３）信号（遅れ時間：1.05 秒）

設計値を設定主蒸気隔離弁

原子炉水位異常低下（レベル２）信号で閉止設計値を設定ＡＴＷＳ緩和設備（代替原
子炉再循環系ポンプトリッ
プ機能）

原子炉水位異常低下（レベル２）信号で全台トリップ

設計値を設定逃がし安全弁（原子炉圧力制御時）
安全弁機能
7.79MPa［gage］×2 個，385.2t／h（1 個当たり）8.10MPa［gage］×4 個，400.5t／h（1 個当たり）8.17MPa［gage］×4 個，403.9t／h（1 個当たり）8.24MPa［gage］×4 個，407.2t／h（1 個当たり）8.31MPa［gage］×4 個，410.6t／h（1 個当たり）（原子炉手動減圧操作時）
逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個を開放すること
による原子炉減圧＜原子炉圧力と逃がし安全弁蒸気流量の関係＞

条件設定の考え方

設計値を設定なお，安全弁機能は逃がし弁機能に比べて原子炉圧力が高めに維持され，原子炉減圧操作時に原子炉圧力が所定の圧力に到達するまでの時間が遅くなるため，事象発生初期において高圧注水機能が喪失し低圧注水機能を用いて原子炉注水を実施する事故シーケンスにおいては，評価項目に対して厳しい条件となる

逃がし安全弁の設計値に基づく原子炉圧力と蒸気流量の関係から設定

第 2.7−2 表
項目

主要解析条件（格納容器バイパス（ＩＳＬＯＣＡ））（4／6）
主要解析条件

条件設定の考え方
設計値を設定原子炉隔離時冷却系は，タービン回転数制御により原子炉圧力によらず一定の流量にて注水する設計となっている

8.0
原子炉
圧 力 （ MPa[gage]）
原子炉圧力（MPa[dif]）

・注水流量：136.7m３ ／h
・注水圧力：1.04MPa[gage]〜7.86MPa[gage]

10.0

6.0

4.0

2.0

0.0
0

100

200

300

400

500

流流量（m
量 （ m ３3/h）/h）

低圧炉心スプレイ系

原子炉減圧後は，原子炉水位が原子炉水位低（レベル３）設定点まで回復した 1 分後に注水停止
残留熱除去系の隔離成功後に原子炉注水を再開し，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の範囲に維持
最小流量特性・注水流量：0m３ ／h〜1,561m３ ／h
・注水圧力：0MPa[dif]〜1.99MPa[dif]設計値を設定機器設計上の最低要求値である最小流量特性を設定
4.0

3.0
原子炉圧力（MPa[dif]）

2.7-46

重大事故等対策に関連す る機器条件

原子炉隔離時冷却系

原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて自動起動
原子炉水位が原子炉水位高（レベル８）設定点まで回復した以降は原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の範囲に維持
原子炉減圧操作と同時に注水停止

2.0

1.0

0.0
0

200

400

600

800

1000

1200

流量（m3 /h）

1400

1600

1800

2000

第 2.7−2 表
目

重大事故等対策に関連する機器条件

低圧代替注水系（常設）

主要解析条件
原子炉減圧後は，原子炉水位が原子炉水位低（レベル３）設定点まで回復した以降に，原子炉水位を原
子炉水位低（レベル３）設定点以上に維持現場における残留熱除去 系の注入弁の閉止操作完了の 1 分後に注水停止（原子炉注水単独時）
最小流量特性（2 台）
・注水流量：0m３ ／h〜378m３ ／h
・注水圧力：0MPa[dif]〜2.38MPa[dif]条件設定の考え方
機器設計上の最低要求値である最小流量特性を設定＜常設低圧代替注水系ポンプ 2 台による注水特性＞
4.0

3.0
原 子炉圧 力（MPa[dif]）項

主要解析条件（格納容器バイパス（ＩＳＬＯＣＡ））（5／6）

2.0

1.0

0.0
0

100

200

300
流 量（m3 /h）

400

500

2.7-47

第 2.7−2 表
項目

主要解析条件（格納容器バイパス（ＩＳＬＯＣＡ））（6／6）
主要解析条件

重大事故等対策に関連する操作条件

逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作（低圧炉心スプレイ系による原子炉注水操作）

事象発生から 15 分後

現場における残留熱除去系の注入弁の閉止操作

事象発生から 5 時間後

条件設定の考え方

2.7-48運転手順に基づき，ＩＳＬＯＣＡの発生を確認し，中央制御室における残留熱除去系の注入弁の閉止操作に失敗した場
合に，原子炉圧力容器からの漏えいを抑制するために実施することから，状況判断，中央制御室における残留熱除去系の注入弁の閉止操作，低圧炉心スプレイ系の起動操作及び逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作に要する時間を考慮して設定
原子炉建屋内の環境条件を考慮し，余裕時間を確認する観点
で事象発生の約 3 時間後から操作を開始し，現場移動，操作に要する時間を考慮して 5 時間後に閉止操作が完了するものとして設定添付資料 2.7.1
インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の対応操作について

残留熱除去系Ｂ系にてインターフェイスシステムＬＯＣＡ（以下「ＩＳＬＯ
ＣＡ」という。）が発生した場合の対応操作について，以下に示す。
ＩＳＬＯＣＡの発生を確認した場合には，中央制御室からの遠隔操作により残留熱除去系Ｂ系注入弁の閉止操作を実施することで低圧設計部への加圧を停止する。これに失敗した場合には，中央制御室からの遠隔操作により原子炉を減圧することで漏えい量を抑制するとともに，可能な限り系統の隔離状態を確保するため，中央制御室からの遠隔操作が可能な注入弁以外の電動弁の閉止操作を実施するとともに，現場操作により残留熱除去系Ｂ系注入弁を閉止する。
また，不要な系統加圧を防止する観点で，残留熱除去系ポンプ（Ｂ）のコン
トロールスイッチを停止位置に固定するとともに，残留熱除去系レグシールポ
ンプを停止する。

添付 2.7.1-1

可燃 性 ガス 濃度 制 御 系 へ
FF101B

注入弁以外の閉止操作の対象となる電動弁

FF104B
MO

MO

F016B

F017B

格納 容 器ス プレ イ ヘ ッダ
原子炉圧力 容器

残 留熱 除去 系 B 系
注入 弁

復 水移 送系 よ り

NO

F042B

F041B

低圧 設 計

MO

F063B

MO

高 圧設 計

F092B

NO

F053B

原 子炉 再循 環 系へ
F050B

F090B

F025B
F027B

低 圧設 計MO

F024B

高圧 設 計
F091
原子 炉 再循 環系 よ り
F009

MO

F008

MO

添付 2.7.1-2

サプ レ ッシ ョン ・ チ ェ ンバ ス プレ イ へ

サプ レ ッシ ョン ・ チ ェ ンバ へMO

残留 熱 除去 系
熱交 換 器F048B

サ プレ ッシ ョ ン・ チ ェン バ よ り

残留 熱 除去 系レ グ シ ールポ ン プ

F003B

F047B

MO

F004B

F084C
MO

低圧 設 計

残留 熱 除去 系 C 系 より

F084B

MO

高圧 設 計残 留熱 除去 系 C 系 へ

F085B

MO

残留 熱 除去 系ポ ン プ (B)

F098B

F006B

MO

残留 熱 除去 系 A 系 へ
F031B
MO

F006A
MO

サプ レ ッシ ョン ・ チ ェ ンバ へ
F064B

第1図

残留 熱 除去 系 C 系 へ
F006C

ＩＳＬＯＣＡ時に中央制御室からの遠隔操作により閉止する電動弁（残留熱除去系Ｂ系の場合）

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

1.

評価対象系統について
事故シーケンスグループ「格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬ

ＯＣＡ）」（以下「ＩＳＬＯＣＡ」という。）では，原子炉冷却材圧力バウンダリと接続し格納容器外に敷設された配管を有する系統において，高圧設計部分と低圧設計部分を分離する隔離弁の誤開放等により低圧設計部分が過圧され，格納容器外での原子炉冷却材の漏えいが発生することを想定する。原子炉冷却材
圧力バウンダリに接続し格納容器外に敷設された配管を第 1 図に示す。
ＩＳＬＯＣＡの評価対象となる系統は，第 1 表に示すとおり以下の条件を基に選定している。
①出力運転中に高圧設計部と低圧設計部とを分離する隔離弁が閉止されており，隔離弁の誤開放等により低圧設計部が過圧されることでＩＳＬＯＣＡ発生の可能性がある系統②出力運転中に高圧設計部と低圧設計部とを分離する隔離弁の開閉試験を実施する系統③出力運転中に高圧設計部と低圧設計部とを分離する隔離弁が 2 個以下であり，開閉試験時に隔離弁 1 個にて隔離機能を維持する系統

以上により，ＩＳＬＯＣＡの評価対象としては，以下が選定された。
・低圧炉心スプレイ系
・残留熱除去系（低圧注水系）Ａ系
・残留熱除去系（低圧注水系）Ｂ系
・残留熱除去系（低圧注水系）Ｃ系
添付 2.7.2-1

これらの評価対象に対して構造健全性評価を実施し，この結果に基づき有効性評価における破断面積を設定する。
なお，出力運転中に隔離弁の開閉試験を実施する系統としては，高圧炉心ス
プレイ系及び原子炉隔離時冷却系も該当するが，開閉試験時に隔離弁 1 個にて隔離機能を維持する範囲は高圧設計となっている。これらの系統にて低圧設計
部の圧力上昇が確認された場合には，運転手順に従い注入弁の隔離状態を確認する等，圧力上昇時の対応操作を実施する。

添付 2.7.2-2

MO

格納 容器
AO

MO

原子炉隔離時冷却系原子炉圧力容器頂部スプレイ
配管
残留 熱除 去 系原 子 炉圧
力容 器頂 部 スプ レ イ配
管

NO

MO

NO

MO

NO

MO

NO

MO

NO

MO

NO

逃が し安 全 弁

高圧 炉心 ス プレイ系
注入 配管
低圧 炉心 ス プレイ系
注入 配管

AO

NO

AO

主蒸 気系 配 管

原子炉圧力容器

添付 2.7.2-3

残留 熱除 去 系Ａ系
注入 配管
残留 熱除 去 系Ｂ系
注入 配管
残留 熱除 去 系Ｃ系
注入 配管

MO

MO

原子炉隔離時冷却系
蒸気 供給 配 管

AO

給水 注入 配 管
ほう 酸水 注 入系
注入 配管

圧力 容器 計 装系
計装 配管

残留 熱除 去 系
（原 子炉 停 止時 冷却系）
吸込 配管

制御 棒 駆 動水 圧 系
制御 棒引 抜 側配 管

MO

制御 棒 駆 動水 圧 系
制御 棒挿 入 側配 管MONO

再循 環系 ポ ンプ

再循 環系 ポ ンプ
MO

MO

MO

原子 炉冷 却 材浄 化系
入口 配管

MO

MO

MO

残留 熱除 去 系
（原 子炉 停 止時 冷却系）
注入 配管

MO

MO

MO

MO

MO

ＩＳ ＬＯ Ｃ Ａ評 価 対象

試料 採取 系 サン プリング配管

第1図

原子炉冷却材圧力バウンダリに接続し，格納容器外に敷設されている配管

第1表
系統名
給水系
高圧炉心スプ
レイ系
原子炉隔離時
冷却系
低圧炉心スプ
レイ系
残留熱除去系（Ａ,Ｂ,Ｃ）

残留熱除去系

残留熱除去系

制御棒駆動水圧系
ほう酸水注入系
原子炉冷却材
浄化系
主蒸気系
原子炉圧力容器計装系
試料採取系

ＩＳＬＯＣＡの評価対象の選定結果

原子炉冷却材圧力バウンダリに接続されている配管

選定結果
結論

①隔離弁
閉止

②開閉
試験

③隔離弁
2 個以下

給水系注入配管

対象外

×

−

−

高圧炉心スプレイ注入配管

対象外

○

○

×

原 子炉 隔離 時冷 却系 原子 炉圧 力
容器頂部スプレイ配管

対象外

○

○

×

原 子炉 隔離 時冷 却系 蒸気 供給 配
管

対象外

×

−

−

低圧炉心スプレイ系注入配管

評価対象

○

○

○

残留熱除去系原子炉注入配管

評価対象

○

○

○

対象外

○

×

−

対象外

○

×

−

残 留熱 除去 系原 子炉 圧力 容器 頂部スプレイ配管

対象外

○

×

−

制 御棒 駆動 水圧 系制 御棒 挿入 側
配管

対象外

×

−

−

制 御棒 駆動 水圧 系制 御棒 引抜 側
配管

対象外

×

−

−

ほう酸水注入系注入配管

対象外

○

×

−

原子炉冷却材浄化系入口配管

対象外

×

−

−

主蒸気系配管

対象外

×

−

−

原子炉圧力容器計装系配管

対象外

×

−

−

試料採取系サンプリング配管

対象外

×

−

−

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）吸込配管
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）原子炉圧力容器戻り配管

添付 2.7.2-4

2.

ＩＳＬＯＣＡ発生時に低圧設計部に負荷される圧力及び温度条件の設定
1.で選定されたＩＳＬＯＣＡの評価対象に対して隔離弁の誤開放等による加圧事象が発生した場合の構造健全性評価を実施した結果，いずれの評価対象においても構造健全性が維持される結果が得られた。いずれの評価対象においても低圧設計部の機器設計は同等であることを踏まえ，以下では加圧範囲に大きなシール構造である熱交換器が設置されている残留熱除去系Ａ系に対する構造健全性評価の内容について示す。
残留熱除去系は，通常運転中に原子炉圧力が負荷される高圧設計部と低圧設計部とを内側隔離弁（逆止弁（テスタブルチェッキ弁））及び外側隔離弁（電動弁）の 2 個により隔離している。外側隔離弁には，弁の前後差圧が低い場
合のみ開動作を許可するインターロックが設けられており，開許可信号が発信した場合は警報が発報する。また，これらの弁の開閉状態は中央制御室にて監視が可能である。本重要事故シーケンスでは，内側隔離弁の内部リーク
及び外側隔離弁前後差圧低の開許可信号が誤発信している状態を想定し，この状態で外側隔離弁が誤開放することを想定する。また，評価上は，保守的に逆止弁の全開状態を想定する。
隔離弁によって原子炉定格圧力が負荷されている高圧設計部と低圧設計部
が物理的に分離されている状態から隔離弁を開放すると，高圧設計部から低圧設計部に水が移動し，配管内の圧力は最終的に原子炉定格圧力にほぼ等しい圧力で静定する。
一般に，大きな圧力差のある系統間が隔離弁の誤開放等により突然連通し
た場合，低圧側の系統に大きな水撃力が発生することが知られている。特に低圧側の系統に気相部が存在する場合，圧力波の共振が発生し，大きな水撃力が発生する場合があるが，残留熱除去系は満水状態で運転待機状態にある
ため，その懸念はない。また，残留熱除去系以外の非常用炉心冷却系及び原添付 2.7.2-5

子炉隔離時冷却系も満水状態で運転待機状態にある。
一方，満水状態であったとしても，隔離弁が急激に開動作する場合は大きな水撃力が発生するが，緩やかな開動作であれば管内で生じる水撃力も緩やかとなり，また，後述するとおり圧力波の共振による大きな水撃力も発生せず，圧力がバランスするまで低圧側の系統が加圧される。
電動弁は，駆動機構にねじ構造やギアボックス等があるため機械的要因では急激な開動作（以下「急開」という。）とはなり難い。また，電動での開放時間は約 10.6 秒であり，電気的要因でも急開とならないことから，誤開放を想定した場合，水撃作用による圧力変化が大きくなるような急開とはならない。
文献 ※１ によると，配管端に設置された弁の急開により配管内で水撃作用による圧力変化が大きくなるのは，弁の開放時間（Ｔ）が圧力波の管路内往復時間（μ）より短い場合であるとされている。
T

1

2L

Ｔ：弁の開放時間（s）
μ：圧力波の管路内往復時間（s）
Ｌ：配管長（m）
α：圧力波の伝搬速度（m／s）

ここで，αは管路内の流体を伝わる圧力波の伝播速度であり，音速とみなすことができ，保守的に圧力波の管路内往復時間が長くなるように水の音速（α）を 1,400m／s ※２ とし，実機の残留熱除去系（低圧注水系）の注水配管
添付 2.7.2-6の配管長を基に配管長（Ｌ）を保守的に 130m とすると，圧力波の管路内往復時間（μ）は約 0.19 秒となる。残留熱除去系の外側隔離弁（電動弁）の開放
時間（Ｔ）は約 10.6 秒であることから，水撃作用による大きな圧力変化が生じることはなく，低圧設計部に負荷される圧力は原子炉圧力を大きく上回る
ことはないと考えられる。
※１

水撃作用と圧力脈動[改定版]第 2 編「水撃作用」（（財）電力中央研究所
特任研究員

※２

元

秋元徳三）

圧力 0.01MPa[abs]，水温 0℃の場合，水の音速は約 1,412.3m／s となる。
なお，液体の音速の圧力及び温度の依存性は小さいが，圧力については小さいほど，温度については約 70℃までは小さいほど音速は小さくなる傾向がある。

以上より，残留熱除去系の隔離弁の誤開放等により系統が加圧される場合においても，原子炉圧力を大きく超える圧力は発生しないものと考えられるが，残留熱除去系の逆止弁が全開状態において電動弁が 10.6 秒で全閉から全開する場合の残留熱除去系の圧力推移をＴＲＡＣＧコードにより評価した。
残留熱除去系過圧時の各部の圧力最大値を第 2 表に，圧力推移図を第 2 図
に示す。

第2表

残留熱除去系過圧時の各部の圧力最大値

位
置
注入弁（F042A）入口（系統側）
逃がし弁（F025A）入口
熱交換器
ポンプ出口逆止弁（F031A）出口

圧力最大値（MPa[abs]）
約 7.50
約 7.10
約 8.00
約 8.01

添付 2.7.2-7

注 入 弁（F042A） 入 口（ 系 統側 ）
逃 が し弁 （F025A） 出口
熱 交 換器ポ ン プ出 口 逆止 弁（F031A）出 口

第2図

残留熱除去系過圧時の圧力推移

弁開放直後は，定格運転状態の残留熱除去系の注入弁出口（原子炉圧力容器側）の圧力（7.2MPa[abs]）に比べて最大約 0.8MPa 高い圧力（8.01MPa[abs]）
まで上昇し，その後，上昇幅は減衰し 10 秒程度で静定する。
次項の構造健全性評価に当たっては，圧力の最大値であるポンプ出口逆止弁 出 口におけ る約 8.01MPa［abs］に， 加圧される範 囲の最 下端の水頭 圧（ 0.24MPa ） を 加 え た 約 8.25MPa[abs] を 丸 め て ゲ ー ジ 圧 力 に 変 換 し た
8.2MPa[gage]が保守的に系統に負荷され続けることを想定する。また，圧力の上昇は 10 秒程度で静定することからこの間に流体温度や構造材温度が大きく上昇することはないと考えられるが，評価上は保守的に構造材温度が定格運転状態の原子炉冷却材温度である 288℃となっている状態を想定する。

添付 2.7.2-83.

構造健全性評価3.1

構造健全性評価の対象とした機器等について
残留熱除去系の隔離弁の誤開放等により加圧される範囲において，圧力バ

ウンダリとなる以下の箇所に対して 2.で評価した圧力（8.2MPa[gage]），温度（288℃）の条件下に晒された場合の構造健全性評価を実施した。
①

熱交換器

②

逃がし弁

③

弁

④

計

⑤

配管・配管フランジ部

器

詳細な評価対象箇所を第 3 図及び第 3 表に示す。

添付 2.7.2-9

MO

復水移送系より
F086

原子炉隔離時冷却系へ

F018-202
FT-N013

F061

F023

FT

MO

MO

F016A

F017A
dPT-N058A

FF022-219

F170A

格納容器スプレイヘッダ

F171

可燃性ガス濃度制御系へ
FF101A
FF020-215

PT

FF104A

F009-201

FF022-230

MO

F009
-202

NO

F042A
FF029-201
FF007
-207

FT-N060A

FT
FF007
-206

V25-606

FF022-205

復水移送系より

MO

F063A

高圧設計

F092A

NO
原子炉再循環系へ
F050A

F090A

FF020-230

F027A

F024A

F041A

FD042A-1

FD053A-1

低圧設計 高圧設計

MO

FT-N015A

低圧設計
F053A

F025A
FF012

FT

F091

原子炉再循環系より

サプレッション・チェンバスプレイへ

FT-C61-N001

F009

F008

MO

FT

MO

添付 2.7.2-10

FF022
-221

FF020-205

FF022
-223

FF029-202

原子炉圧力容器F018-201

サプレッション・チェンバへ
MO
F049

F048A

残留熱除去系
熱交換器

MO

TE

F073A

F074A

PT

F065A

低圧炉心スプレイ系よりFF006-202
PT-N002A-1 TE-N004A

F084A
F004A

TE

FF006-201

FF007
-204
FF007 PT-N026A
-208

AO

F003A

MO

PT

MO
F047A

FF020-201

F080A F060A

F007
-203

F085A

PT

PT-N053A

TE-N027A

MO

F087A

低圧設計

MO

F181A

MO

サプレッション・チェンバより

高圧設計

F071A

F072A

MO

残留熱除去系ポンプ A

F098A

F006A

F051A

MO
F031A

F179A

残留熱除去系Ｂ系へ
F006B

隔離弁の誤開放等により加圧される範囲

第 3図

残留熱除去系Ａ系の評価対象範囲

第3表
機

評価対象範囲に設置された機器

器

弁番号，個数等

①

熱交換器

1個

②

逃がし弁

③

弁

1個
F025A
20 個
F003A，F016A，F023，F024A，F027A，F031A，
F047A，F048A，F049，F051A，F053A，F063A，
F085A，F086，F087A，F098A，F170A，FF012，
FF101A，FF104A
17 個
F065A，F072A，F073A，F074A，F080A，
F171 ， F179A ， F181 ， FF020-201 ，FF020-205 ， FF020-215 ， FF020-230 ，FF022-205 ， FF022-219 ， FF022-221 ，FF022-223,FF022-230
10 個
FF006-201 ， FF006-202 ， FF007-203 ，FF007-204 ， FF007-206 ， FF007-207 ，FF007-208 ， FF009-201 ， FF018-201 ，
FF018-202
4個
F060A，FF029-201，FF029-202，V25-606
10 個
TE-N004A ， TE-N027A ， PT-N002A-1 ，
PT-N026A ， PT-N053A ， dPT-N058A ，
FT-N013，FT-N015A，FT-N060A，
FT-C61-N001
1式

プロセス弁

その他の弁

ベント弁
ドレン弁

計器
隔離弁

サンプル弁
④

計

器

⑤

配

管

添付 2.7.2-11

3.2

構造健全性評価の結果(1)

熱交換器（別紙 3）
隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時に加圧，加温される熱交換器の各部位について，「東海第二発電所

工事計画認可申請書」（以下「既工認」と い う 。） を 基 に 設 計 上 の 裕 度 を 確 認 し ， 裕 度 が 評 価 上 の 想 定 圧 力（8.2MPa[gage]）と系統の最高使用圧力（3.45MPa[gage]）との比である
2.4 より大きい部位を除く胴板（厚肉部，薄肉部），胴側鏡板，胴側入口・
出口管台及びフランジ部について評価した。
ａ．胴側胴板（厚肉部，薄肉部）「発電用原子力設備規格を含む））＜第Ⅰ編

設計・建設規格（2005 年版（2007 年追補版

軽水炉規格＞（JSME S NC1-2005/2007）」（以下「設計・建設規格」という。）「PCV-3122

円筒形の胴の厚さの規定」を適用

し，胴板の必要最小厚さを算出した。その結果，実機の最小厚さは必要厚さ以上であり，評価した各部位は破損せず漏えいは発生しないことを確認した。
実機の最小厚さ[t ｓ ](mm)
厚肉部
SB410
53.32
薄肉部
SB410
37.05
※ 実機の最小厚さが計算上必要な厚さ以上であること
評価部位

材

料

計算上必要な厚さ[t](mm)
35.71
35.71

判 定※
(t ｓ ≧t)○○ｂ．胴側鏡板設計・建設規格「PCV-3225

半だ円形鏡板の厚さの規定 1」を適用し，胴側鏡板の必要最小厚さを算出した。その結果，実機の最小厚さは必要厚さ以上であり，評価した各部位は破損せず漏えいは発生しないことを確認した。
実機の最小厚さ[t ｓ ](mm)
胴側鏡板
SB410
56.95
※ 実機の最小厚さが計算上必要な厚さ以上であること
評価部位

材

料

添付 2.7.2-12

計算上必要な厚さ[t](mm)35.08

判 定※(t ｓ ≧t)○

ｃ．胴側入口・出口管台設計・建設規格「PVC-3610

管台の厚さの規定」を適用し，胴側入口・出口管台の必要最小厚さを算出した。その結果，実機の最小厚さは必要厚さ以上であり，評価した各部位は破損せず漏えいは発生しないことを
確認した。
評価部位

材

料

実機の最小厚さ[t ｓ ](mm)

計算上必要な厚さ[t] (mm)判 定※(t ｓ ≧t)

8.62

○

胴側入口・
SF490A
14.55
出口管台※ 実機の最小厚さが計算上必要な厚さ以上であること

ｄ．フランジ部
日本工業規格 JIS

B8265「圧力容器の構造−一般事項」を適用して算出したボルトの必要な断面積及び許容応力を算出した。その結果，ボルトの実機の断面積はボルトの必要な断面積以上，かつ，発生応力は許容応力以下であり，評価した各部位は破損せず漏えいは発生しないことを
確認した。
ボルトの
ボルトの
発生応力
許容応力
必要な断面積判 定※
実機の断面積
(MPa)
(MPa)
２
２
(mm )
(mm )
フランジ部
106,961
74,184239
262○※ ボルトの実機の断面積がボルトの必要な断面積以上，かつ，発生応力が許容圧力以下であること
評価部位

(2)

逃がし弁（別紙 4）ａ．弁座

設計・建設規格「VVC-3230

耐圧部に取り付く管台の必要最小厚さ」

を適用し，必要な最小厚さを算出した。その結果，実機の最小厚さは必
要厚さ以上であり，評価した各部位は破損せず漏えいは発生しないことを確認した。
実機の最小厚さ
(mm)
弁 座
2.8
実機の最小厚さが計算上必要な厚さ以上であること
評価部位※

計算上必要な厚さ(mm)
0.7

添付 2.7.2-13

定※

判
○

ｂ．弁

体

弁体下面にかかる圧力が全て弁体の最小肉厚部に作用するとして発生するせん断応力を評価した。その結果，発生せん断応力は許容せん断応
力以下であり，評価した部位は破損せず漏えいは発生しないことを確認した。
発生せん断応力
(MPa)
弁 体
81
発生せん断応力が許容せん断応力以下であること
評価部位※

許容せん断応力
(MPa)
88

定※

判
○

ｃ．弁本体の耐圧部
設計・建設規格「解説 VVB-3100

弁の圧力温度基準」を適用し，必要な最小厚さを算出した。その結果，実機の最小厚さは必要厚さ以上であり，評価した部位は破損せず漏えいは発生しないことを確認した。
実機の最小厚さ(mm)
弁本体の耐圧部
9.0※ 実機の最小厚さが計算上必要な厚さ以上であること
評価部位

必要な最小厚さ
(mm)
1.2

定※

判
○

ｄ．弁耐圧部の接合部
設計・建設規格「VVC-3310

弁箱と弁ふたがフランジ結合の弁のフランジの応力評価」を適用して算出したボルトの必要な断面積及び許容応力を算出した。
ボルトの
ボルトの
発生応力
許容応力
必要な断面積判 定※
実機の断面積
(MPa)
(MPa)
２
２
(mm )
(mm )
弁耐圧部の接合部
481.3
438.5
214
142
−
※ ボルトの実機の断面積がボルトの必要な断面積以上，かつ，発生応力が許容圧力以下であること
評価部位

上記の評価の結果，ボルトの実機の断面積がボルトの必要な断面積以上であるが，発生応力が許容圧力以上であったため，ボンネットボルトの内圧と熱による伸び量及びボンネットフランジと弁箱フランジの熱による伸び量を算出した。その結果，ボンネットボルトの伸び量からボン
添付 2.7.2-14

ネットフランジと弁箱フランジの伸び量を差し引いた伸び量がマイナスであり，弁耐圧部の接合部が圧縮されることになるが，ボンネットナッ
ト締付部の発生応力が許容応力以下であり，評価した部位は破損せず漏えいは発生しないことを確認した。
発生応力
(MPa)
弁耐圧部の接合部
67※ 発生応力が許容応力以下であること

許容応力
(MPa)
152

評価部位

(3)

定※

判
○

弁（別紙 5）ａ．弁 本 体設計・建設規格「解説 VVB-3100

弁の圧力温度基準」を適用し，必要な最小厚さを算出した。その結果，実機の最小厚さは計算上必要な厚さ以上であり，評価した部位は破損せず漏えいは発生しないことを確認した。
実機の最小厚さ
(mm)
F003A
SCPH2
22.0
F016A
SCPL1
20.0
F024A
SCPL1
24.0
F027A
SCPH2
10.0
F031A
SCPH2
22.5
F047A
SCPH2
22.0
F048A
SCPH2
31.0
F049
SCPH2
7.0
F063A
SCPH2
11.0
F086
SCPH2
8.0
F098A
SCPH2
23.0
F170A
SCPL1
16.0
F065A
SCPH2
8.0
F072A
SCPH2
11.0
F080A
SCPH2
9.0
F060A
SCPH2
6.5
FF029-201
SUS30412.5
FF029-202
SUS30412.5※ 実機の最小厚さが計算上必要な厚さ以上であること
弁番号

材

料

計算上必要な厚さ
(mm)
10.6
9.5
10.9
3.2
9.8
10.6
14.6
4.1
4.1
2.0
11.1
6.4
3.1
4.1
2.3
1.2
1.5
1.5

判 定※
(t ｓ ≧t)
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○

ｂ．弁耐圧部の接合部
設計・建設規格「VVC-3310

弁箱と弁ふたがフランジ結合の弁のフランジの応力評価」を適用して算出したボルトの必要な断面積及び許容応添付 2.7.2-15

力を算出した。その結果，F086，F080A，F060A，FF029-201 及び FF029-202の弁はボルトの実機の断面積がボルトの必要な断面積以上であり，かつ，発生応力が許容圧力以下の弁の評価した部位は破損せず漏えいは発生しないことを確認した。
ボルトの
ボルトの
発生
許容
実機の断面積
必要な断面積
応力
応力
判 定※
２
２
(mm )
(mm )
(MPa)
(MPa)
F003A
13,672
18,675
261
177
−
F016A
11,033
14,288
246
168
−
F024A
16,406
15,451
213
168
−
F027A
1,758
2,919
206
177
−
F031A
13,40011,610
305
177
−
F047A
13,672
18,675
261
177
−
F048A
11,03324,157
171
177
−
F049
2,770
3,818
189
177
−
F063A
1,803
2,061
206
177
−
F086
901
694
117
177
○
F098A
11,241
13,372
317
177
−
F170A
5,411
6,259
163
168
−
F065A
1,203
1,192
210
165
−
F072A
1,803
2,061
206
177
−
F080A
901
833
116
177
○
F060A
321
190
98
165
○
FF029-201
601
318
73
165
○
FF029-202
601
318
73
165
○
※ ボルトの実機の断面積がボルトの必要な断面積以上，かつ，発生応力が許容圧力以下であること
弁番号

また，上記の条件を満たさない弁については，ボンネットボルトの内圧と熱による伸び量及びボンネットフランジと弁箱フランジの熱による伸び量を算出した。その結果，ボンネットボルトの伸び量からボンネッ
トフランジと弁箱フランジの伸び量を差し引いた伸び量がプラスである
弁については，伸び量がガスケットの復元量以下であり，評価した部位
は漏えいが発生しないことを確認した。伸び量がマイナスの弁について
はボンネットフランジとリフト制限板がメタルタッチしており，それ以
上ガスケットが圧縮しない構造となっていることから，ボンネットナッ
ト締付部の発生応力が材料の許容応力以下であり，評価した部位は破損
せず漏えいが発生しないことを確認した。

添付 2.7.2-16

弁番号

伸び量
(mm)

F003A
F016A
F024A
F027A
F031A
F047A
F048A
F049
F063A
F098A
F170A

0.008
0.004
−0.0230.015−0.029
0.008
0.063
0.001
0.011
0.032
0.016

ｶﾞｽｹｯﾄ
復元量
(mm)
0.1
0.1
−
0.1
−
0.1
0.1
0.1
0.2
0.2
0.2

発生応力
(MPa)

許容応力
(MPa)

判

定※

−
−
○
−
−
○
ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾅｯﾄ座面：128
ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾅｯﾄ座面：427○−−○
ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾅｯﾄ座面：95
ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾅｯﾄ座面：596
○
−
−
○
−
−
○
−
−
○
−
−
○
−
−
○
−
−
○
ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾅｯﾄ座面：360
ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾅｯﾄ座面：202
ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾌﾗﾝｼﾞと弁箱○
F065A−0.016−
ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾌﾗﾝｼﾞと弁箱
ﾌﾗﾝｼﾞの合わせ面：194
ﾌﾗﾝｼﾞの合わせ面：134
F072A
0.011
0.2
−
−
○
※ 伸び量がプラスの場合は，伸び量がガスケット復元量以下であること。伸び量がマイナスの場合は，発生応
力が許容応力以下であること。

なお，以下の弁は加圧時の温度，圧力以上で設計していることから，破損は発生せず漏えいが発生しないことを確認した。
評価部位
プロセス弁

弁番号
F023，F051A

また，以下の弁は設計・建設規格第Ⅰ編

設計圧力8.62MPa

設計温度
302℃

別表１にて温度 300℃における許容圧力を確認し，加圧時の圧力を上回ることから，破損は発生せず漏えいが発生しないことを確認した。
評価部位
プロセス弁

その他の弁

ベント弁
ドレン弁

計器隔離弁

サンプル弁

(4)

計

弁番号
F087A，FF104A
FF012
F053A
F085A，FF101A
F073A，F074A
F171，F179A，F181A，FF020-201，FF020-205，FF020-215，
FF020-230，FF022-205，FF022-219，FF022-221，FF022-223，
FF022-230
FF009-201
FF006-201，FF006-202，FF007-203，FF007-204，FF007-206，
FF007-207，FF007-208，FF018-201，FF018-202
V25-606

許容圧力14.97MPa
13.30MPa
10.58MPa
9.97MPa
14.97MPa
9.97MPa
14.97MPa
9.97MPa
25.9MPa器（別紙 6）ａ．圧力計，差圧計
以下の圧力計及び差圧計は，隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時

添付 2.7.2-17

の圧力以上の計装設備耐圧値を有しており，破損は発生しないことを確認した。なお，構造材の温度上昇に伴う耐力低下（温度−30〜40℃におけ る 設 計 引 張 強 さ に 対 す る 288 ℃ に お け る 設 計 引 張 強 さ の 割 合 は
SUS316L の場合で約 79％）を考慮しても，計装設備耐圧値は加圧時における圧力以上となる。
計器番号
PT-E12-N002A-1
PT-E12-N026A
PT-E12-N053A
dPT-E12-N058A
FT-E12-N013
FT-E12-N015A
FT-E12-N060A
FT-C61-N001

計装設備耐圧（MPa）
14.7(150kg/cm2 )14.7(150kg/cm2 )14.7(150kg/cm2 )13.7(140kg/cm2 )14.7(150kg/cm 2 )14.7(150kg/cm2 )14.7(150kg/cm2 )14.7(150kg/cm 2 )

判定
○
○
○
○
○
○
○
○

ｂ．温 度 計日 本 機 械 学 会 「 配 管 内 円 柱 状 構 造 物 の 流 量 振 動 評 価 指 針 」（ JSME
S012-1998）を適用し，同期振動発生の回避又は抑制の判定並びに応力評
価及び疲労評価を実施した。その結果，換算流速 Vγ が 1 より小さく，組
み合わせ応力が許容値以下，かつ，応力振幅が設計疲労限以下であることから，評価した部位は破損せず漏えいは発生しないことを確認した。
（同期振動発生の回避又は抑制評価）

※

計器番号

流 速V
(m／s)

換算流速 V γ

換算係数率 C ｎ

TE-N004A

0.77

0.08

0.05

TE-N027A

0.76

0.08

0.05

判

定※

○
（Vγ ＜1 のため）○
（Vγ ＜1 のため）

「Vγ ＜1」，「Cｎ ＞64」又は「Vγ ＜3.3 かつ Cｎ ＞2.5」のいずれかを満足すること（流体振動に対する強度評価）
応力振幅の
設計疲労限
判
定※
（MPa）
TE-N004A
14.7
184
0.43
76
○
TE-N027A
14.7
184
0.41
76
○
※ 組合せ応力が組合せ応力の許容値以下であること，かつ，応力振幅が応力振幅の設計疲労限以下であること
計器番号

組合せ応力
(MPa)

組合せ応力の許容値(MPa)

応力振幅
（MPa）

添付 2.7.2-18

(5)

配

管（別紙 7）ａ．管設計・建設規格「PPC-3411

直管(1)内圧を受ける直管」を適用し，必要最小厚さを算出した。その結果，実機の最小厚さは必要厚さ以上であり，評価した部位は破損せず漏えいは発生しないことを確認した。
実機の最小厚さ
(mm)
3
12.80
4
12.80
6
9.71
9
5.25
10
5.25
17
5.25
26
6.21
管
31
7.17
34
11.20
37
4.55
39
14.40
40
9.01
56
12.51
58
12.51
実機の最小厚さが計算上必要な厚さ以上であること

評価部位

※

既工認配管 No

計算上必要な厚さ
（mm）
8.26
8.26
5.94
1.91
1.91
1.91
2.76
3.61
6.23
1.28
10.09
5.32
7.63
7.63

判

定※
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○
○

ｂ．フランジ部
設計・建設規格「PPC-3414

フランジ」を適用してフランジ応力算定

用応力を算出し，フランジボルトの伸び量を評価した。その結果，伸び量がマイナスであり，フランジ部が圧縮されることになるが，ガスケッ
トの許容圧縮量が合計圧縮量以上であり，評価した部位は破損せず漏えいは発生しないことを確認した。
伸び量
（mm）
【最小値】

ｶﾞｽｹｯﾄのｶﾞｽｹｯﾄのｶﾞｽｹｯﾄの
初期圧縮量
合計圧縮量（mm）
許容圧縮量
（mm）
【最大値】
（mm）
1.20
1.21
1.30
−0.01
ﾌﾗﾝｼﾞ部
2.40
2.41
2.60
−0.04
2.40
2.44
2.60
※ 伸び量がマイナスの場合は，ガスケットの合計圧縮量が許容圧縮量以下であること。
評価部位

4.

判定 ※
○
○
○

破断面積の設定について（別紙 8）
3.の評価結果から，隔離弁の誤開放等により残留熱除去系の低圧設計部分

添付 2.7.2-19

が加圧されたとしても，破損は発生しないことを確認した。
そこで，残留熱除去系の加圧範囲のうち最も大きなシール構造である熱交換器フランジ部に対して，保守的に弁開放直後のピーク圧力（8.2MPa［ gage］）
及び原子炉冷却材温度（288℃）が同時に継続して負荷され，かつ，ガスケッ
トに期待しないことを想定した場合の破断面積を評価した。
評価部位

圧力
(MPa)

温度
(℃)

＋
⊿L1

熱交換器
8.2
288
0.19
フランジ部
⊿L1：ボルトの内圧による伸び量⊿L2：ボルトの熱による伸び量⊿L3：管板及びフランジ部の熱による伸び量

伸び量（mm）
＋
⊿L2

−
⊿L3

1.31

1.19

内径
(mm)

全部材
伸び量
(mm)

破断面積
(cm ２ )

2,120

0.31

約 21

上記評価に基づき，有効性評価では，残留熱除去系熱交換器フランジ部に約 21cm ２ の漏えいが発生することを想定する。
なお，評価対象のうち残留熱除去系（低圧注水系）Ａ系及び残留熱除去系（低圧注水系）Ｂ系以外の低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）Ｃ系には，加圧範囲に熱交換器のような大きなシール構造を有する機器は設置されていない。
また，構造健全性評価の結果，設計・建設規格を適用した一次評価において許容値を満足せず，ボンネットボルトの内圧と熱による伸び量及びボンネ
ットフランジと弁箱フランジの熱による伸び量を算出する二次評価に基づき破損が発生しないことを確認している評価部位の中で，許容値に対する裕度の最も低い F048A の弁耐圧部の接合部における漏えいを想定する場合，漏えい面積は熱交換器フランジ部と比較して小さくなり，また漏えい場所も同
じ熱交換器室であることから，その影響は熱交換器フランジ部に約 21cm ２ の漏えいを想定した場合に包含されると考えられる。

添付 2.7.2-20

5.

現場の環境評価
ＩＳＬＯＣＡが発生した場合，事象を収束させるために,健全な原子炉注
水系統による原子炉注水，逃がし安全弁による原子炉減圧操作及び残留熱除去系によるサプレッション・プール冷却を実施する。また，漏えい箇所の隔離は，残留熱除去系（低圧注水系）の注入弁を現場にて閉止する想定としている。
ＩＳＬＯＣＡ発生に伴い原子炉冷却材が原子炉建屋原子炉棟内に漏えいすることで，建屋下層階への漏えい水の滞留並びに高温水及び蒸気による建
屋内の雰囲気温度，湿度，圧力及び放射線量の上昇が想定されることから，設備の健全性及び現場作業の成立性に与える影響を評価した。
現場の環境評価において想定する事故条件，重大事故等対策に関連する機器条件及び重大事故等対策に関連する操作条件は，有効性評価の解析と同様
であり，ＩＳＬＯＣＡは残留熱除去系Ｂ系にて発生するものとする。
なお，ＩＳＬＯＣＡが残留熱除去系Ａ系にて発生することを想定した場合，破断面積（約 21 ㎝ ２ ）及び破断箇所（熱交換器フランジ部）はＢ系の場合と同じであり，漏えい発生区画は東側となることから，原子炉建屋原子炉棟の東側区画の建屋内雰囲気温度等が同程度上昇する。

(1)

設備の健全性に与える影響について
有効性評価において，残留熱除去系Ｂ系におけるＩＳＬＯＣＡ発生時に期待する設備は，原子炉隔離時冷却系，低圧炉心スプレイ系，残留熱除去
系Ａ系及び低圧代替注水系（常設），逃がし安全弁並びに関連する計装設備である。
ＩＳＬＯＣＡ発生時の原子炉建屋原子炉棟内環境を想定した場合の設備の健全性への影響について以下のとおり評価した。

添付 2.7.2-21

ａ．溢水による影響（別紙 9，10）
東海第二発電所の原子炉建屋原子炉棟は，地下 2 階から 5 階まで耐火壁を設置することで東側区分と西側区分を物理的に分離する方針である。
ＩＳＬＯＣＡによる原子炉冷却材の漏えいは，残留熱除去系Ｂ系が設置されている西側区画において発生するのに対して，原子炉隔離時冷却系，
低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系Ａ系は東側区画に位置していることから，溢水の影響はない。
低圧代替注水系（常設）は，ポンプが原子炉建屋原子炉棟から物理的に分離された区画に設置されているため，溢水の影響はない。また，低圧代替注水系（常設）の電動弁のうち原子炉建屋原子炉棟内に設置されるものは原子炉建屋原子炉棟 3 階以上に位置しており，事象発生から評価上，現場隔離操作の完了時間として設定している 5 時間までの原子炉
冷却材の流出量は約 300t であり，原子炉冷却材が全て水として存在すると仮定しても浸水深は地下 2 階の床面から約 2m 程度であるため，溢水の影響はない。
なお，ブローアウトパネルに期待しない場合でも，同様に必要な設備への影響はない。

ｂ．雰囲気温度・湿度による影響（別紙 9，10）
東側区画における温度・湿度については，初期値から有意な上昇がな
く，原子炉隔離時冷却系，低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系Ａ系への影響はない。また，低圧代替注水系（常設）の原子炉建屋原子炉棟内の電動弁は，西側区画に位置するものが 2 個あるが，これらはＩＳＬＯ
ＣＡ発生時の原子炉建屋原子炉棟内の環境を考慮しても機能が維持される設計とすることから影響はない。さらに，逃がし安全弁及び関連する添付 2.7.2-22

計装設備についても，ＩＳＬＯＣＡ発生時の原子炉建屋原子炉棟内の環境において機能喪失することはない。
なお，ブローアウトパネルに期待しない場合でも，同様に必要な設備への影響はない。

ｃ．放射線による影響（別紙 11）
原子炉減圧時に燃料から追加放出される核分裂生成物の全量が，原子
炉建屋原子炉棟内に瞬時に移行するという保守的な条件で評価した結果，
地上 3 階における吸収線量率は最大でも約 15.2mGy／h 程度であり，設計基準事故対象設備の設計条件である 1.7kGy と比較しても十分な余裕があるため，期待している機器の機能維持を妨げることはない。

(2)

現場操作の成立性に与える影響について
有効性評価において，残留熱除去系Ｂ系におけるＩＳＬＯＣＡ発生時に必要な現場操作は，残留熱除去系Ｂ系の注入弁の閉止操作である。
残留熱除去系Ｂ系の注入弁の操作場所及びアクセスルートを第 4 図に示す。残留熱除去系Ｂ系におけるＩＳＬＯＣＡ発生時は，原子炉建屋原子炉
棟内の環境を考慮して，主に漏えいが発生している西側区画とは逆の東側区画を移動することとしている。
ＩＳＬＯＣＡ発生時の原子炉建屋原子炉棟内環境を想定した場合のアクセス性への影響を以下のとおり評価した。
ａ．溢水による影響（別紙 9，10）
東側区画は，ＩＳＬＯＣＡによる原子炉冷却材漏えいが発生する西側
区画とは物理的に分離されていることから，溢水による東側区画のアクセス性への影響はない。また，注入弁は西側区画の 3 階に設置されてお添付 2.7.2-23

り，この場所において注入弁の現場閉止操作を実施するが，事象発生か
ら評価上，現場隔離操作の完了時間として設定している 5 時間までの原
子炉冷却材の流出量は約 300t であり，原子炉冷却材が全て水として存在すると仮定しても浸水深は地下 2 階の床面から約 2m 程度であるため，操作及び操作場所へのアクセスへの影響はない。
なお，ブローアウトパネルに期待しない場合でも，同様に操作及び操作場所へのアクセスへの影響はない。

ｂ．雰囲気温度・湿度による影響（別紙 9，10）
東側区画における温度及び湿度については，初期値から有意な上昇がなく，アクセス性への影響はない。また，西側区画のうちアクセスルー
ト及び操作場所となる原子炉建屋原子炉棟 3 階西側において，原子炉減圧後に建屋内環境が静定する事象発生の約 2 時間後から現場隔離操作の完了時間として設定している 5 時間後までの温度及び湿度は，最大で約44℃及び約 100％である。残留熱除去系Ｂ系の注入弁の閉止操作は 2 チーム体制にて交代で実施し，1 チーム当たりの原子炉建屋原子炉棟内の滞在時間は約 36 分であるため，操作場所へのアクセス及び操作は可能である ※ 。なお，操作場所への移動及び現場操作を実施する場合は，放射線防護具（タイベック，アノラック，個人線量計，長靴・胴長靴，自給
式呼吸用保護具，綿手袋，ゴム手袋）を着用する。
※

想定している作業環境（最大約 44℃）においては，主に低温やけどが懸念されるが，一般的に，接触温度と低温やけどになるまでのおおよその時間の関係は，44℃で 3〜4 時間として知られている。（出典：消費者庁
Release（平成 25 年 2 月 27 日））

添付 2.7.2-24Newsｃ．放射線による影響（別紙 11）
原子炉減圧時に燃料から追加放出される核分裂生成物の全量が，原子
炉建屋原子炉棟内に瞬時に移行するという保守的な条件で評価した結果，線量率は最大で約 15.2mSv／h である。残留熱除去系Ｂ系の注入弁の閉止操作は 2 チーム体制にて交代で実施し，1 チーム当たりの原子炉建屋原
子炉棟内の滞在時間は約 36 分であるため，作業時間を保守的に 1 時間と設定し時間減衰を考慮しない場合においても作業員の受ける実効線量は最大で約 15.2mSv となる。また，有効性評価において現場操作を開始す
る事象発生の約 3 時間後における線量率は約 5.6mSv／h であり，この場合に作業員の受ける実効線量は約 5.6mSv となる。
なお，事故時には原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした放射性物質の一部はブローアウトパネルを通じて環境へ放出されるおそれがあるが，これらの事故時においては原子炉建屋放射能高の信号により中央制御室の換気系は閉回路循環運転となるため，中央制御室内にいる運転員は過度な被ばくの影響を受けることはない。

添付 2.7.2-25

添付 2.7.2-26
第4図

操作場所へのアクセスルート

(3)

結

論

ＩＳＬＯＣＡ発生時の原子炉建屋原子炉棟内環境を想定した場合でも，
ＩＳＬＯＣＡ対応に必要な設備の健全性は維持される。また，中央制御室の隔離操作に失敗した場合でも，現場での隔離操作が可能であることを確
認した。

6.

非居住区域境界及び敷地境界の実効線量評価について
ＩＳＬＯＣＡの発生後，原子炉建屋原子炉棟が加圧されブローアウトパネルが開放された場合，原子炉建屋原子炉棟内に放出された核分裂生成物がブローアウトパネルから大気中に放出されるため，この場合における非居住区域境界
及び敷地境界の実効線量を評価した。
その結果，非居住区域境界及び敷地境界における実効線量はそれぞれ約 1.2
×10 −１ mSv，3.3×10−１ mSv となり，
「2.6

ＬＯＣＡ時注水機能喪失」における耐圧強化ベント系によるベント時の実効線量（非居住区域境界：約 6.2×10 −１
mSv，敷地境界：約 6.2×10−１ mSv）及び事故時線量限度の 5mSv を下回ることを確認した。

添付 2.7.2-27

別紙 1
残留熱除去系Ａ，Ｂ系電動弁作動試験について

1.

残留熱除去系Ａ，Ｂ系電動弁作動試験(1)

試験の頻度，目的
この試験は，保安規定第 39 条に基づく試験であり，原子炉の状態が運転，起動又は高温停止において 1 ヶ月に 1 回の頻度で実施する。

保安規定第 39 条（抜粋）
低圧注水系における注入弁，試験可能逆止弁，格納容器スプレイ弁，サプ
レッションプールスプレイ弁及び残留熱除去系テストバイパス弁が開する
ことを確認する。また，動作確認後，動作確認に際して作動した弁の開閉状態及び主要配管が満水であることを確認する。

(2)

内側隔離弁（試験可能逆止弁）及び外側隔離弁（注入弁）の試験手順
外側隔離弁（注入弁）においては，弁の前後差圧が低い場合のみ開動作を許可するインターロックが設けられているため，以下の手順にて試験を
実施する。
①

弁間圧抜き
注入弁差圧計にて 3.92MPa 以下まで内側隔離弁（試験可能逆止弁）と外側隔離弁（注入弁）間の注入ライン圧抜き弁の開閉を実施し減圧する。その際，警報「RHR INJECTION VALVE ΔP LOW」が点灯する。

②

外側隔離弁の開閉試験
外側隔離弁 F042A(B)の開閉時間を測定する。

③

内側隔離弁の開閉試験
内側隔離弁 F041A(B)の開閉時間を測定する。その際，警報「RHR
INJECTION VALVE ΔP LOW」が消灯する。
添付 2.7.2-28

別紙 2
低圧炉心スプレイ系の構造健全性評価

低圧炉心スプレイ系の評価対象範囲を別第 2-1 図，評価対象範囲に設置された機器を別第 2-1 表，評価結果を別第 2-2 表から別第 2-8 表に示す。

添付 2.7.2-29

復水移送系より
7-18V77

dPT-N050

原子炉圧力容器原

dPTd
FF009
-201

NO
F051

F006
F041

MO

F025
F018
F025

FF004
-207

FT-N003
FF004
-205F

F060

FT

FT

FT-N051

FF010
-201
FF004
-204

FF004
-203

F005

低圧設計

高圧設計

MO

F012
F024

PI-R002

PI
F004

FF004
-202

PT
F003

PT-N051

FF004-202

サプレッション・チェンバへ

低圧炉心スプレイ系ポンプ

サプレッション・チェンバより残留熱除去系 A 系へ

レグシールポンプ

F033

F034

F032
F001

隔離弁の誤開放等により加圧される範囲

第 2-1 図低圧炉心スプレイ系の評価対象範囲
添付 2.7.2-30

別第 2-1 表
機
①

逃がし弁

②

弁

評価対象範囲に設置された機器（低圧炉心スプレイ系）
器

弁番号，個数等

プロセス弁

その他の弁

ベント弁
ドレン弁
計器
隔離弁
サンプル弁

③

計

器

④

配

管

別第 2-2 表

逃がし弁の評価結果（弁座）

実機の最小厚さ
(mm)
弁 座
2.8
実機の最小厚さが計算上必要な厚さ以上であること
評価部位※

別第 2-3 表

別第 2-4 表定※判○

許容せん断応力
(MPa)
88

定※

判
○

逃がし弁の評価結果（弁耐圧部の接合部）

発生応力
(MPa)
弁耐圧部の接合部
67※ 発生応力が許容応力以下であること
評価部位

計算上必要な厚さ(mm)
0.7

逃がし弁の評価結果（弁体）

発生せん断応力
(MPa)
弁 体
81
発生せん断応力が許容せん断応力以下であること
評価部位

※

1個
F018
7個
F003，F004，F005，F012，F025，F034，
F060
1個
FF004-205
4個
FF004-202 ， FF004-203 ， FF004-204 ，FF004-207
1個
FF010-201
5個
PI-R002，PT-N054，dPT-N050，FT-N003，
FT-N051
1式

許容応力
(MPa)
152

添付 2.7.2-31

定※

判
○

別第 2-5 表

実機の最小厚さ
(mm)
F003
SCPH2
22.2
F012
SCPL1
21.0
F060
SCPH2
14.0
実機の最小厚さが計算上必要な厚さ以上であること

弁番号※

弁の評価結果（1／3）

材

料

別第 2-5 表
評価部位

設計圧力
8.62MPaF005

別第 2-5 表

弁番号

ベント弁
ドレン弁
計器隔離弁
サンプル弁

※

9.97MPa
9.97MPa

計器の評価結果（圧力計，差圧計）
計装設備耐圧（MPa）
8.4※
14.7(150kg/cm2 )13.7(140kg/cm2 )13.7(140kg/cm2 )14.7(150kg/cm2 )別第 2-7 表

※

設計温度
302℃

14.97MPa

FF004-202，FF004-203，FF004-204，FF004-207
FF010-201

計器番号
PI-R002
PT-N054
dPT-N050
FT-N003
FT-N051
ブルドン管の耐圧試験圧力

既工認配管 No

別第 2-8 表

判

定
○
○
○
○
○

配管の評価結果（管）実機の最小厚さ
(mm)
3
12.70
8
14.30
管
10
12.70
11
10.30
15
8.20
実機の最小厚さが計算上必要な厚さ以上であること

評価部位

○
○
○

許容圧力
9.97MPa

F004，F025，F034
FF004-205

別第 2-6 表

定※

弁の評価結果（3／3）

評価部位
プロセス弁
その他の弁

判

弁の評価結果（2／3）

弁番号

プロセス弁

計算上必要な厚さ
(mm)
8.7
7.7
5.1

計算上必要な厚さ
（mm）
3.76
3.07
3.91
3.07
2.18

判

定※
○
○
○
○
○

配管の評価結果（フランジ）

ボルトの
ボルトの
発生応力
許容応力
実機の断面積
必要な断面積
判 定※
(MPa)
(MPa)
(mm ２ )
(mm２ )
940
349
145
396
○
フランジ部
11,240
10,130252
393○
11,24010,190253
393○※ ボルトの実機の断面積がボルトの必要な断面積以上，かつ，発生応力が許容圧力以下であること
評価部位

添付 2.7.2-32

別紙 3
熱交換器からの漏えいの可能性について

既工認から設計上の裕度を算出し，裕度が 2.4 より大きい部位を除く胴板（厚肉部，薄肉部），胴側鏡板及び胴側入口・出口管台及びフランジ部について，保守的に弁開放直後のピーク圧力（8.2MPa［ gage］）及び原子炉冷却材温度（288℃）
が同時に継続して負荷された条件下で破損が発生しないことを以下のとおり確
認した。

1.

強度評価

1.1

評価部位の選定

既工認から設計上の裕度を算出し，裕度が 2.4（隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時のピーク圧力 8.2MPa[gage]と最高使用圧力 3.45MPa[gage]の比）より大きい部位を除く胴板（厚肉部，薄肉部），胴側鏡板，胴側入口・出口管台及びフランジ部について評価した。
別第 3-1 表に既工認強度計算結果の設計裕度及を示す。

添付 2.7.2-33

別第 3-1 表

既工認強度計算結果の設計裕度（3.45MPa，249℃）

評価部位
胴板（厚肉部）
胴板（薄肉部）
胴側鏡板
胴側出口
胴側液面計
胴側ドレン
胴側ベント(1)
胴側ベント(2)
胴側入口
胴側逃がし弁（座）胴側逃がし弁（管）

1.2

評価方法

(1)

胴側胴板の評価

実機の値
53.32mm
最小厚さ
37.05mm
最小厚さ
56.95mm
最小厚さ
14.55mm
最小厚さ
6.15mm
最小厚さ62.50mm
最小厚さ
5.50mm
最小厚さ10.00mm
最小厚さ
14.55mm
最小厚さ
5.45mm
最小厚さ
3.20mm
最小厚さ

設計・建設規格「PVC-3122

判定基準≧34.21mm
必要厚さ≧34.21mm
必要厚さ≧33.64mm
必要厚さ≧7.78mm
必要厚さ≧0.56mm
必要厚さ≧2.26mm
必要厚さ≧0.84mm
必要厚さ≧0.42mm
必要厚さ≧7.78mm
必要厚さ≧0.84mm
必要厚さ≧0.80mm
必要厚さ

裕

度

1.55
1.08
1.69
1.87
10.98
27.65
6.54
23.80
1.87
6.48
4.00

円筒形の胴の厚さの規定」を適用して必要な最小厚さを算出し，実機の最小厚さが必要な最小厚さ以上であることを
確認した。
t

PD
2S
1 .2 Pi

t：胴側胴板の計算上必要な厚さ（mm）
P：隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時のピーク圧力（＝8.2MPa）
Dｉ ：胴の内径（＝2,000mm）
S：胴板の設計引張強さ（Su＝391MPa，at 288℃
η：継手効率（＝1.0）
添付 2.7.2-34

SB410）

(2)胴側鏡板の評価
設計・建設規格「PVC-3225

半だ円形鏡板の厚さの規定１」を適用して必要な最小厚さを算出し，実機の最小厚さが計算上必要な厚さ以上である
ことを確認した。
PD K
2S
0.2 P

t

i

t：胴側鏡板の計算上必要な厚さ（mm）
P：隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時のピーク圧力（＝8.2MPa）
Dｉ ：鏡板の内面における長径（＝2,000mm）
K：半だ円形鏡板の形状による係数（＝1.0）
S：鏡板の設計引張強さ（Su＝391MPa，at 288℃

SB410）

η：継手効率（＝1.0）(3)

胴側入口，出口管台設計・建設規格「PVC-3610

管台の厚さの規定」を適用して必要な最小厚さを算出し，実機の最小厚さが必要な最小厚さ以上であることを確認し
た。
t

PD
2S
0.8P
0

t：胴側入口，出口管台の計算上必要な厚さ（mm）
P：隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時のピーク圧力（＝8.2MPa）
D０ ：管台の外径（＝558.8mm）
S：管台の設計引張強さ（Su＝438MPa，at 288℃
η：継手効率（＝1.0）

添付 2.7.2-35

SF490A）

(4)

フランジ部
日本工業規格 JIS

B8265「圧力容器の構造−一般事項」を適用して算出したボルトの必要な断面積及び許容応力を算出した。その結果，ボルトの実機の断面積はボルトの必要な断面積以上であり，かつ，発生応力が許容応力以下であることを確認した。

加圧される範囲

フランジ部

別第 3-1 図

1.3

フランジ部

評価結果

熱交換器の各部位について評価した結果，別第 3-2 表及び別第 3-3 表に示すとおり実機の値は判定基準を満足し，保守的に弁開放直後のピーク圧力（8.2MPa［gage］）及び原子炉冷却材温度（288℃）が同時に継続して負荷された条件下
で破損せず，漏えいは発生しないことを確認した。

添付 2.7.2-36

別第 3-2 表
評価部位
胴側胴板（厚肉部）
胴側胴板（薄肉部）
胴側鏡板
胴側入口・出口管台

実機の値
53.32mm（実機の最小厚さ）
37.05mm（実機の最小厚さ）
56.95mm（実機の最小厚さ）
14.55mm（実機の最小厚さ）

別第 3-3 表
評価部位
フランジ部

フランジ部以外の評価結果

ボルトの実機の断面積(mm２ )
106,961

判定基準
35.71mm（計算上必要な厚さ）
35.71mm（計算上必要な厚さ）
35.08mm（計算上必要な厚さ）
8.62mm（計算上必要な厚さ）

フランジ部の評価結果
ボルトの必要な断面積(mm２ )
74,184添付 2.7.2-37

発生応力
(MPa)
239

許容応力
(MPa)
262

別紙 3
逃がし弁からの漏えいの可能性について逃がし弁について，保守的に弁開放直後のピーク圧力（8.2MPa［gage］）及び原子炉冷却材温度（288℃）が同時に継続して負荷された条件下で破損が発生しないことを以下のとおり確認した。

1.

強度評価

1.1

評価部位

逃がし弁については，隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時において吹き出し前に加圧される弁座，弁体及び入口配管並びに吹き出し後に加圧される弁耐圧部及び弁耐圧部の接合部について評価した。

1.2

評価方法

隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時には 8.2MPa[gage]になる前に逃がし弁が吹き出し，圧力は低下すると考えられるが，ここでは，逃がし弁の吹き出し前に加圧される箇所と吹き出し後に加圧される箇所ともに 8.2MPa[gage]，
288℃になるものとして評価する。

(1)

弁座の評価
設計・建設規格には安全弁に関する強度評価手法の記載がない。弁座は円筒形の形状であることから，設計・建設規格「VVC-3230

耐圧部に取り付く管台の必要最小厚さ」を準用し，計算上必要な厚さを算出し，実機の最小厚さが計算上必要な厚さ以上であることを確認した。
t

PD
2S
0.8P
0

添付 2.7.2-38

t：管台の計算上必要な厚さ（mm）
P：隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時のピーク圧力（＝8.2MPa）
D０ ：管台の外径（mm）
S：使用温度における許容引張応力（MPa）
η：継手効率 ※※(2)

弁座は溶接を実施していないため，1.0 を使用

弁体の評価
設計・建設規格には安全弁に関する強度評価手法の記載がない。弁体の中心部は弁棒で支持されており，外周付近は構造上拘束されていることから，弁体下面にかかる圧力（8.2MPa[gage]）がすべての弁体の最小肉厚部に作用するとして発生するせん断応力を算出し，許容せん断応力以下であることを確認する。

FA

F 1.054D

2Pσ：せん断応力（MPa）
F：せん断力（N）
A：弁体最小断面積（mm２ ）D：弁座口の径（mm）
P：隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時のピーク圧力（＝8.2MPa）(3)

弁本体の耐圧部の評価
設計・建設規格「解説 VVB-3100

弁の圧力温度基準」を適用し必要な最添付 2.7.2-39

小厚さを算出し，実機の最小厚さが計算上必要な厚さ以上であることを確
認した。

t

Pd
2S 1.2P
t：弁箱の必要な厚さ
P：隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時のピーク圧力（＝8.2MPa）d：内径（mm）
S：設計降伏点（MPa）(4)

弁耐圧部の接合部の評価
設計・建設規格「VVC-3310

弁箱と弁ふたがフランジ結合の弁のフランジ応力評価」を適用しボルトの必要な断面積及び許容応力を算出し，実機のボルトの断面積がボルトの必要な断面積以上であるが，発生応力が許容応力以下であることを確認した。

別第 3-1 表
評価部位
弁耐圧部の接合部

ボルトの必要な断面積と許容応力ボルトの実機の断面積(mm２ )
481.3

ボルトの必要な断面積(mm２ )
438.5

添付 2.7.2-40

発生応力
(MPa)
214

許容応力
(MPa)
142

弁耐圧部の接合部

別第 3-1 図

弁耐圧部の接合部

上記を満たさない場合は ，ボンネットボルトの内圧と熱による伸び量及上記を満たさない場合は，ボンネットボルトの内圧と熱による伸び量及びボンネットフランジと弁箱の熱による伸び量を評価し，ボンネットボル
トの伸び量からボンネットフランジと弁箱フランジの伸び量を差し引いた伸び量がプラスの場合とマイナスの場合について評価した。
・伸び量がプラスの場合
ボンネットボルトの伸び量からボンネットフランジと弁箱フランジの伸び量を差し引いた伸び量がガスケットの復元量 ※ 以下であることを確
以下である
認した。
※

ガスケットに締付面圧を加えていくと弾性変形が生じ，更に締付面圧を加えていくと塑性変形が生じる。塑性変形したガスケットの締付面圧を緩和した場合，弾性領域分のみが復元する性質がある。弁耐圧部の接合部のシールのため，ガスケットには塑性領域まで締付面圧を加えており，
ガスケットには塑性領域まで締付面圧を加えており
締付面圧緩和時に弾性領域分の復元が生じ，復元量以下であればシール

添付 2.7.2-41

性は確保される。ガスケットの復元量は，メーカ試験によって確認した値。

・伸び量がマイナスの場合
伸び量がマイナスの場合は，弁耐圧部の接合部は増し締めされることになることから，ボンネットナット座面の発生応力が材料の許容応力以下であることを確認した。
ａ．伸び量によるフランジの評価(a)

内圧による伸び量
・ボンネットボルトの発生応力④＝(1,000×①

⑧

＝(π×⑤

⑨

＝④

−⑧

⑩

＝⑨

／②

⑫

＝⑩

／⑪

×②

)／(0.2×③

×8.2／4)×(⑤

)

＋8×⑥

×⑦

)

①

：締付けトルク値（N・m）②：ボンネットボルト本数（本）③：ボンネットボルト外径（mm）④：ボンネットボルト締付けトルクによる全締付荷重（N）⑤：ガスケット反力円の直径（mm）⑥：ガスケット有効幅（mm）⑦：ガスケット係数⑧：8.2MPa の加圧に必要な最小荷重（N）⑨：不足する荷重（N）⑩：ボンネットボルト 1 本当たりに発生する荷重（N）
添付 2.7.2-42

⑪：ボンネットボルト径面積（mm２ ）⑫：ボンネットボルトの発生応力（MPa）

・ボンネットボルトの内圧による伸び量⑦＝(⑫

×(①＋②))／③①：ボンネットフランジ厚さ（mm）②：弁箱フランジ厚さ（mm）③：ボンネットボルト材料の縦弾性係数（MPaat 288℃）⑦：ボンネットボルトの熱による伸び量（mm）(b)

熱による伸び量・ボンネットボルトの熱による伸び量⑧＝④×(①＋②)×(288℃−20℃ ※ )①：ボンネットフランジ厚さ（mm）②：弁箱フランジ厚さ（mm）④：ボンネットボルト線膨張係数（mm／mm℃

at 288℃）⑧：ボンネットボルトの熱による伸び量（mm）※

伸び量を大きく見積もるため，隔離弁の誤開放等による加圧事象
発生前後の温度差を大きくするように保守的に低めの温度を設
定・ボンネットフランジ及び弁箱フランジの熱による伸び量⑨＝⑤×①×(288℃−20℃)＋⑥×②×(288℃−20℃ ※ )①：ボンネットフランジ厚さ（mm）②：弁箱フランジ厚さ（mm）⑤：ボンネットフランジ線膨張係数（mm／mm℃⑥：弁箱フランジ線膨張係数（mm／mm℃

at 288℃）

at 288℃）⑨：ボンネットフランジ及び弁箱フランジの熱による伸び量

添付 2.7.2-43

（mm）
※

(c)

伸び量を大きく見積もるため，隔離弁の誤開放等による加圧事象
発生前後の温度差を大きくするように保守的に低めの温度を設
定

伸び量
伸び量（mm）＝⑦＋⑧−⑨⑦：ボンネットボルトの内圧による伸び量（mm）⑧：ボンネットボルトの熱による伸び量（mm）⑨：ボンネットフランジ及び弁箱フランジの熱による伸び量（mm）

ｂ．ボンネット座面の面圧
ボンネットボルト締付荷重として評価された荷重⑧をボンネットナ

ット座面の面積 S で除し面圧を算出する。
・ボンネットナット座面の面積（ナット座面丸面の場合）
S＝(a２ −b ２ )／4×π
a：ボンネットナット面外径（mm）
b：ボンネット穴径（mm）
S：ボンネットナット面面積（mm２ ）・ボンネットナット座面の面積（ナット座面平面の場合）
S＝(√3／16×a２ ×6)−(b ２ ×π／4)
a：ボンネットナット面外径（mm）
b：ボンネット穴径（mm）
S：ボンネットナット面面積（mm２ ）・ボンネット座面の面圧

添付 2.7.2-44

d＝⑧／(S×c)

c：ボンネットボルト本数（本）d：ボンネットナット応力（MPa）
S：ボンネットナット面面積（MPa）

ｃ．ボンネットフランジ及び弁箱フランジの合わせ面の面圧
ボンネットボルト締付荷重として評価された⑧を合わせ面の面積 Sで除し面圧を算出する。
・ボンネットフランジ及びリフト制限板の合わせ面の面積
S＝(a２ −b ２ )／4×π
a：メタルタッチ部外径（mm）
b：メタルタッチ部内径（mm）
S：メタルタッチ部面積（mm２ ）・ボンネットフランジ及びリフト制限板の合わせ面の面圧
d＝⑧／S

d：メタルタッチ部応力（MPa）
S：メタルタッチ部面積（mm２ ）

1.3

評価結果

逃がし弁の各部位について評価した結果，別第 3-2 表から別第 3-6 表に示すとおり実機の値は判定基準を満足し，保守的に弁開放直後のピーク圧力（8.2MPa［gage］）及び原子炉冷却材温度（288℃）が同時に継続して負荷された条件下
で破損せず，漏えいは発生しないことを確認した。

添付 2.7.2-45

別第 3-2 表
評価部位

材料

P：内圧
（MPa）

D０ ：外径（mm）

弁座

SUS304

8.2

19

別第 3-3 表材料

添付 2.7.2-46

別第 3-4 表
評価部位

材料

弁本体の耐圧部

SCPH2

P：内圧
（MPa）
8.2

S：使用温度における許容引張応力（MPa）
110

実機の最小厚さ（mm）

計算上必要な厚さ
（mm）

2.8

0.7

許容せん断応力 ※(MPa)
88

発生せん断応力(MPa)
81

実機の最小厚さ（mm）
9.0

計算上必要な厚さ（mm）
1.2

評価結果（弁体）

P：内圧
A：弁体最小断面積（mm２ ）（MPa）
弁体
SUS3048.2
19ボイラー構造規格より設計の許容値として 0.8S を適用した。

評価部位※

評価結果（弁座）

D：弁座口の径(mm)
15

評価結果（弁本体の耐圧部）
d：内径（mm）
50

S：設計降伏点（MPa）191

別第 3-5 表

評価部位①ﾎﾞﾝﾈｯﾄ
ﾌﾗﾝｼﾞ
厚さ
(ふた)
(mm)

②弁箱
ﾌﾗﾝｼﾞ
厚さ
(mm)

弁耐圧部の
接合部

16

16

弁耐圧部の接合部の評価結果（ボンネットボルトの伸び量）③縦弾性係数(ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾎﾞﾙﾄ)
(MPa)

④線膨張
係数
(ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾎﾞ
ﾙﾄ)
(mm／
mm℃)

183,960

1.29E-05

別第 3-6 表
添付 2.7.2-47

評価
部位

① 締付
ﾄﾙｸ値
(N・m)

② ﾎﾞﾝﾈｯﾄ
ﾎﾞﾙﾄ本数(本)③
ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾎﾞﾙﾄ外径
(mm)

弁耐圧部の
接合部

25.01

6

12

ﾎﾞﾝﾈｯﾄ
ﾎﾞﾙﾄの材料⑤線膨張係数(ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾌﾗﾝ
ｼﾞ)(mm／mm℃)

ﾎﾞﾝﾈｯﾄ
ﾌﾗﾝｼﾞの材料⑥線膨張係数(弁箱ﾌﾗﾝｼﾞ)（mm／mm℃）

S45C

1.29E-05

SCPH2

1.29E-05

弁箱
ﾌﾗﾝｼﾞ
の材料

⑦ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾎﾞﾙﾄの内圧による伸び量(mm)⑧ﾎﾞﾝﾈｯﾄ
ﾎﾞﾙﾄの
熱による
伸び量
(mm)

⑨ﾎﾞﾝﾈｯﾄ
ﾌﾗﾝｼﾞ及び弁箱ﾌﾗﾝｼﾞ
の熱によ
る伸び量
(mm)

⑩伸び量
(mm)

SCPH2

−0.003

0.111

0.111

−0.003弁耐圧部の接合部の評価結果（ボンネットボルトの発生応力）④ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾎﾞﾙﾄ
締付ﾄﾙｸ
による
全締付荷重
(N)

⑤
ｶﾞｽｹｯﾄ
反力円の
直径
(mm)

⑥
ｶﾞｽｹｯﾄの
有効幅(mm)

62,525

62.5

3.25

⑦
ｶﾞｽｹｯﾄ係数8.2MPa の
加圧に
必要な
最小荷重
(N)

⑨
不足する
荷重
(N)

⑩
ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾎﾞﾙﾄ
1 本当たり
に発生する
荷重
(N)

⑪
ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾎﾞﾙﾄ
径面積(mm２ )⑫ ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾎﾞﾙﾄの
発生応力
(MPa)

2.75

53,937

8,588−1,431

84.3

17

⑧

別紙 4
弁（逃がし弁を除く。）からの漏えいの可能性について逃がし弁を除く弁について，保守的に弁開放直後のピーク圧力（8.2MPa［ gage］）
及び原子炉冷却材温度（288℃）が同時に継続して負荷された条件下で破損が発生しないことを以下のとおり確認した。
ここで，以下の弁については隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時の圧力，温度以上で設計していることから破損が発生しないことを確認した。

別第 4-1 表機器等
プロセス弁

弁の設計圧力・温度

弁番号F023，F051A

設計圧力8.62MPa

また，以下の弁は設計・建設規格第Ⅰ編

設計温度
302℃

別表１にて温度 300℃における許容圧力を確認し，加圧時の圧力を上回ることから，破損は発生しないことを確認した。

別第 4-2 表
機器等
プロセス弁

ベント弁
ドレン弁

計器隔離弁

サンプル弁

弁の許容圧力

弁番号
F087A，FF104A
FF012
F053A
F085A，FF101A
F073A，F074A
F171 ， F179A ， F181 ， FF020-201 ， FF020-205 ，FF020-215，FF020-230，FF022-205，FF022-219，
FF022-221，FF022-223，FF022-230
FF009-201
FF006-201，FF006-202，FF007-203，FF007-204，
FF007-206，FF007-207，FF007-208，FF018-201，
FF018-202
V25-606

添付 2.7.2-48

許容圧力14.97MPa
13.30MPa
10.58MPa
9.97MPa
14.97MPa
9.97MPa
14.97MPa
9.97MPa
25.9MPa1.

強度評価
評価対象弁の構成部品のうち，隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時に破損が発生すると想定される部位として，弁箱及び弁蓋からなる弁本体の耐圧部並びに弁本体耐圧部の接合部について評価した。
(1)

弁本体の耐圧部の評価
設計・建設規格「解説 VVB-3100

弁の圧力温度基準」を適用し必要な最小厚さを算出し，実機の最小厚さが必要な最小厚さを上回ることを確認した。

Pd
2S 1.2Ptt：弁箱の必要な厚さ
P：ＩＳＬＯＣＡ発生時のピーク圧力（＝8.2MPa）d：内径（mm）
S：設計降伏点（MPa）(2)

弁耐圧部の接合部の評価
設計・建設規格「VVC-3310

弁箱と弁ふたがフランジ結合の弁のフランジ応力評価」を適用しボルトの必要な断面積及び許容応力を算出し，実機のボルトの断面積がボルトの必要な断面積を上回り，かつ，発生応力が許
容応力を下回ることを確認した。
別第 4-3 表
弁番号
F086
F080A
F060A
FF029-201
FF029-202

ボルトの必要な断面積と許容応力ボルトの実機の断面積(mm２ )
901
901
321
601
601

ボルトの必要な断面積(mm２ )
694
833
190
318
318

添付 2.7.2-49

発生応力
(MPa)
117
116
98
73
73

許容応力
(MPa)
177
177
165
165
165

上記の条件を満たさない弁については，ボンネットボルトの内圧と熱による伸び量及びボンネットフランジと弁箱の熱による伸び量を評価し，ボ
ンネットボルトの伸び量からボンネットフランジと弁箱フランジの伸び量を差し引いた伸び量がプラスの場合とマイナスの場合について評価した。
・伸び量がプラスの場合
ボンネットボルトの伸び量からボンネットフランジと弁箱フランジの伸び量を差し引いた伸び量がガスケットの復元量 ※ ３ を下回ることを確認した。
※3

ガスケットに締付面圧を加えていくと弾性変形が生じ，更に締付面圧を加えていくと塑性変形が生じる。塑性変形したガスケットの締付面圧を緩和した場合，弾性領域分のみが復元する性質がある。弁耐圧部の接合部のシールのため，ガスケットには塑性領域まで締付面圧を加えており，
締付面圧緩和時に弾性領域分の復元が生じ，復元量以下であればシール性は確保される。ガスケットの復元量は，メーカ試験によって確認した値。

・伸び量がマイナスの場合
伸び量がマイナスの場合は，弁耐圧部の接合部は増し締めされることになることから，ボンネットナット座面の発生応力が材料の許容応力を下回ること，ボンネットフランジと弁箱フランジの合わせ面がメタルタッチする弁については合わせ面の発生応力が材料の許容応力を下回ることを確認した。

添付 2.7.2-50

ａ．伸び量によるフランジの評価(a)

内圧による伸び量
・ボンネットボルトの発生応力④＝(1,000×①

⑧

＝(π×⑤

⑨

＝④

−⑧

⑩

＝⑨

／②

⑫

＝⑩

／⑪

×②

)／(0.2×③

×8.2／4)×(⑤

)

＋8×⑥

×⑦

)

①

：締付けトルク値（N・m）②：ボンネットボルト本数（本）③：ボンネットボルト外径（mm）④：ボンネットボルト締付けトルクによる全締付荷重（N）⑤：ガスケット反力円の直径（mm）⑥：ガスケット有効幅（mm）⑦：ガスケット係数⑧：8.2MPa の加圧に必要な最小荷重（N）⑨：不足する荷重（N）⑩：ボンネットボルト 1 本当たりに発生する荷重（N）⑪：ボンネットボルト径面積（mm２ ）⑫：ボンネットボルトの発生応力（MPa）

・ボンネットボルトの内圧による伸び量⑦＝(⑫

×(①＋②))／③①：ボンネットフランジ厚さ（mm）②：弁箱フランジ厚さ（mm）
添付 2.7.2-51

③：ボンネットボルト材料の縦弾性係数（MPaat 288℃）⑦：ボンネットボルトの内圧による伸び量（mm）(b)

熱による伸び量・ボンネットボルトの熱による伸び量⑧＝④×(①＋②)×(288℃−20℃)①：ボンネットフランジ厚さ（mm）②：弁箱フランジ厚さ（mm）④：ボンネットボルト線膨張係数（mm／mm℃

at 288℃）⑧：ボンネットボルトの熱による伸び量（mm）※

伸び量を大きく見積もるため，隔離弁の誤開放等による加圧事象
発生前後の温度差を大きくするように保守的に低めの温度を設
定・ボンネットフランジ及び弁箱フランジの熱による伸び量⑨＝⑤×①×(288℃−20℃)＋⑥×②×(288℃−20℃)①：ボンネットフランジ厚さ（mm）②：弁箱フランジ厚さ（mm）⑤：ボンネットフランジ線膨張係数（mm／mm℃⑥：弁箱フランジ線膨張係数（mm／mm℃

at 288℃）

at 288℃）⑨：ボンネットフランジ及び弁箱フランジの熱による伸び量（mm）※

伸び量を大きく見積もるため，隔離弁の誤開放等による加圧事象
発生前後の温度差を大きくするように保守的に低めの温度を設
定

添付 2.7.2-52

(c)

伸び量
伸び量（mm）＝⑦＋⑧−⑨⑦：ボンネットボルトの内圧による伸び量（mm）⑧：ボンネットボルトの熱による伸び量（mm）⑨：ボンネットフランジ及び弁箱フランジの熱による伸び量（mm）

ｂ．ボンネット座面の面圧
ボンネットボルト締付荷重として評価された荷重⑧をボンネットナ

ット座面の面積 S で除し面圧を算出する。
・ボンネットナット座面の面積（ナット座面丸面の場合）
S＝(a２ −b ２ )／4×π
a：ボンネットナット面外径（mm）
b：ボンネット穴径（mm）
S：ボンネットナット面面積（mm２ ）・ボンネットナット座面の面積（ナット座面平面の場合）
S＝(√3／16×a２ ×6)−(b ２ ×π／4)
a：ボンネットナット面外径（mm）
b：ボンネット穴径（mm）
S：ボンネットナット面面積（mm２ ）・ボンネット座面の面圧
d＝⑧／(S×c)

c：ボンネットボルト本数（本）d：ボンネットナット応力（MPa）
S：ボンネットナット面面積（MPa）
添付 2.7.2-53

ｃ．ボンネットフランジ及び弁箱フランジの合わせ面の面圧
ボンネットボルト締付荷重として評価された⑧を合わせ面の面積 Sで除し面圧を算出する。
・ボンネットフランジ及びリフト制限板の合わせ面の面積
S＝(a２ −b ２ )／4×π
a：メタルタッチ部外径（mm）
b：メタルタッチ部内径（mm）
S：メタルタッチ部面積（mm２ ）・ボンネットフランジ及びリフト制限板の合わせ面の面圧
d＝⑧／S

d：メタルタッチ部応力（MPa）
S：メタルタッチ部面積（mm２ ）

1.3

評価結果

弁（逃がし弁を除く。）の各部位について評価した結果，別第 4-3 表から別第4-5 表に示すとおり実機の値は判定基準を満足し，保守的に弁開放直後のピー
ク圧力（8.2MPa［gage］）及び原子炉冷却材温度（288℃）が同時に継続して負荷された条件下で破損せず，漏えいは発生しないことを確認した。

添付 2.7.2-54

別第 4-3 表

弁耐圧部の強度評価結果

添付 2.7.2-55

評価部位

材料

P：内圧
（MPa）

d：内径（mm）

S：設計降伏点（MPa）

実機の最小厚さ（mm）

計算上必要な厚さ
（mm）

F003A
F016A
F024A
F027A
F031A
F047A
F048A
F049
F063A
F086
F098A
F170A
F065A
F072A
F080A
F060A
FF029-201
FF029-202

SCPH2
SCPL1
SCPL1
SCPH2
SCPH2
SCPH2
SCPH2
SCPH2
SCPH2
SCPH2
SCPH2
SCPL1
SCPH2
SCPH2
SCPH2
SCPH2
SUS304
SUS304

8.2
8.2
8.2
8.2
8.2
8.2
8.2
8.2
8.2
8.2
8.2
8.2
8.2
8.2
8.2
8.2
8.2
8.2

480
416
480
144
444.5
480
660
184
184
90
500
280
136.5
184
102
54
45
45

191
186
186
191
191
191
191
191
191
191
191
186
191
191
191
191
128
128

22.0
20.0
24.0
10.0
22.5
22.0
31.0
7.0
11.0
8.0
23.0
16.0
8.0
11.0
9.0
6.5
12.5
12.5

10.6
9.5
10.9
3.2
9.8
10.6
14.6
4.1
4.1
2.0
11.1
6.4
3.1
4.1
2.3
1.2
1.5
1.5

別第 4-4 表

弁耐圧部の接合部評価結果（ボンネットボルトの伸び量）

添付 2.7.2-56

ﾎﾞﾝﾈｯﾄ
ﾎﾞﾙﾄの材料⑤線膨張係数(ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾌﾗﾝ
ｼﾞ)(mm／mm℃)

186,960
186,960
186,960
186,960④線膨張
係数(ﾎﾞﾝﾈｯﾄ
ﾎﾞﾙﾄ)
(mm／
mm℃)
1.33E-05
1.33E-05
1.33E-05
1.33E-05

A193 B7
A320 L7
A320 L7
A193 B7

1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05

186,960

1.29E-05

SCM435

1.29E-05

F047A
66
66
186,960
1.33E-05 A193 B7
F048A
65
65
186,960
1.33E-05 A193 B7
F049
41
41
186,960 1.33E-05 A193 B7
F063A
24
26
186,960
1.29E-05
SCM435F098A
50
54
186,960
1.29E-05
SCM435
F170A
47
53
186,960
1.29E-05
SNB7
F065A
27
0※
186,960 1.29E-05
SCM435F072A
24
26
186,960
1.29E-05
SCM435※ 弁箱がフランジを持たない構造のため，値を 0 とした。

1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05
1.32E-05
1.29E-05

弁番号①ﾎﾞﾝﾈｯﾄ
ﾌﾗﾝｼﾞ
厚さ
(ふた)
(mm)

②弁箱
ﾌﾗﾝｼﾞ
厚さ
(mm)

③縦弾
性係数
(ﾎﾞﾝﾈｯﾄ
ﾎﾞﾙﾄ)
(MPa)

F003A
F016A
F024A
F027A

66
62
50
36

66
62
50
36

F031A

58

64

別第 4-5 表

ﾎﾞﾝﾈｯﾄ
ﾌﾗﾝｼﾞ
の材料
SCPH2
SCPL1
SCPL1
SCPH2
ASTM
A515
SCPH2
SCPH2
SCPH2
SCPH2
SCPH2
SCPL1
S25C
SCPH2

⑥線膨張
係数
(弁箱
ﾌﾗﾝｼﾞ)（mm／
mm℃）
1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05

弁箱
ﾌﾗﾝｼﾞ
の材料

⑦ﾎﾞﾝﾈｯﾄ
ﾎﾞﾙﾄの
内圧によ
る伸び量
(mm)

⑧ﾎﾞﾝﾈｯﾄ
ﾎﾞﾙﾄの
熱による
伸び量
(mm)

⑨ﾎﾞﾝﾈｯﾄ
ﾌﾗﾝｼﾞ及び弁箱ﾌﾗﾝｼﾞの熱による伸び
量(mm)

⑩伸び量
(mm)

ｶﾞｽｹｯﾄ
の
復元量

SCPH2
SCPL1
SCPL1
SCPH2

−0.004−0.007−0.032
0.008

0.469
0.440
0.355
0.256

0.457
0.429
0.346
0.249

0.008
0.004
−0.023
0.015

0.1
0.1
−
0.1

1.29E-05

SCPH2−0.029

0.422

0.422

−0.029

−1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05−
1.29E-05

SCPH2
SCPH2
SCPH2
SCPH2
SCPH2
SCPL1
−
SCPH2

−0.0040.051−0.006
0.011
0.032
0.001
−0.013
0.011

0.469
0.462
0.291
0.173
0.360
0.346
0.093
0.173

0.457
0.450
0.284
0.173
0.360
0.346
0.096
0.173

0.008
0.063
0.001
0.011
0.032
0.016
−0.016
0.011

0.1
0.1
0.1
0.2
0.2
0.2
−
0.2

弁耐圧部の接合部の評価結果（ボンネットナット座面の面圧評価結果）

弁番号

ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾅｯﾄの材料

ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾅｯﾄ
呼び径

ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾅｯﾄ
面外径

ﾎﾞﾝﾈｯﾄ
穴径(mm)

ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾅｯﾄ
面直径(mm２ )

ﾎﾞﾝﾈｯﾄ
穴面積(mm ２ )

ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾅｯﾄ
座面の面積

ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾎﾞﾙﾄ
本数

F024A
F031A
F065A

A197 B7
SCM435
S45C

M33
M33
M16

48
52.5
23

36
36
19

−
−
−

1,017.9
1,017.9
283.5

792
1,147
132

24
20
8

ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾅｯﾄ
締付部の
発生応力
(MPa)
128
95
202

ﾎﾞﾝﾈｯﾄ
ﾅｯﾄの
許容応力
(MPa)
427
596
360

別第 4-6 表

弁耐圧部の接合部の評価結果（ボンネットフランジ及び弁箱フランジの合わせ面の面圧）

弁番号

ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾅｯﾄの材料

ﾒﾀﾙﾀｯﾁ部外径(mm)

ﾒﾀﾙﾀｯﾁ部内径(mm)

ﾒﾀﾙﾀｯﾁ部面積(mm ２ )

F065A

S25C

23

19

159

ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾌﾗﾝｼﾞと弁箱ﾌﾗﾝｼﾞの合わせ面の応力
(MPa)
152.5

ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾌﾗﾝｼﾞの許容応力

ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾌﾗﾝｼﾞの
許容応力

132

194

ﾎﾞﾝﾈｯﾄﾅｯﾄ
締付部の
発生応力
(MPa)
202

ﾎﾞﾝﾈｯﾄ
ﾅｯﾄの
許容応力
(MPa)
360

添付 2.7.2-57

別紙 5
計器からの漏えいの可能性について

計器について，保守的に弁開放直後のピーク圧力（8.2MPa［gage］）及び原子炉冷却材温度（288℃）が同時に継続して負荷された条件下で破損が発生しないことを以下のとおり確認した。

1.

圧力計，差圧計
隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時に加圧される以下の圧力計及び差圧計は，隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時の圧力以上の計装設備耐圧値を有しており，破損は発生しないことを確認した。なお，構造材の温度上昇に伴う耐力低下（温度−30〜40℃における設計引張強さに対する 288℃における設計引張強さの割合は SUS316L の場合で約 79％）を考慮しても，計装設備耐圧値
は加圧時における圧力以上となる。

別第 5-1 表

圧力計，差圧計の設計圧力計装設備耐圧（MPa）14.7(150kg/cm2 )14.7(150kg/cm 2 )14.7(150kg/cm 2 )13.7(140kg/cm2 )14.7(150kg/cm 2 )14.7(150kg/cm 2 )14.7(150kg/cm 2 )14.7(150kg/cm 2 )計器番号PT-E12-N002A-1
PT-E12-N026A
PT-E12-N053A
dPT-E12-N058A
FT-E12-N013
FT-E12-N015A
FT-E12-N060A
FT-C61-N001

2.

温度計

2.1

評価方針

隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時に加圧される温度計について，耐圧部となる温度計ウェルの健全性を評価した。評価手法として，日本機械学会「配管内円通状構造物の流量振動評価指針（JSME S 012-1998）」に従い，同期振動添付 2.7.2-58

発生の回避又は抑制評価，一次応力評価並びに疲労評価を実施し，破損の有無を確認した。評価条件を別第 5-2 表に示す。

別第 5-2 表
圧力8.2MPa

2.2

評価方法

(1)

評価手順

温度
288℃

評価条件

流量
200m３ ／h

流体密度736kg／m３

動粘度1.25×10−７ m２ ／s

流力振動評価指針に従った評価手順を別第 5-1 図に示す。

添付 2.7.2-59

スタート

漏えい有

基本固有振動数の算出

換算流速 Vγ の算出

換算減衰率 C n の算出
同期振動の回避又は抑制評価(a)〜(c)のいずれかを満足するか？
(a) V γ ＜1(b) C ｎ ＞64(c) V γ ＜3.3 かつ Cｎ ＞2.5

NoYes
流体力による応力の算出

定常抗力による応力算出（σ Ｄ ）流れの乱れによるランダム振動応力の算出（σ Ｒ ）流力振動に対する強度評価

応力制限（σ Ｄ ，σ Ｒ と他の荷重との組み合わせ）

許容応力以下？

No

Yes
疲労評価（σ Ｒ ）設計疲労限以下？

No

Yes

漏えい無

別第 5-1 図(2)

配管内円柱状構造物の流力振動フロー

評価式
流力振動評価指針に従い評価を実施する場合に使用する評価式を別第5-3 表に示す。
添付 2.7.2-60

別第 5-3 表
項 目
1. 各 種 パ ラ
メータの算定

評価式（その１）
評価式

・基本固有振動数 f ０２

f０2・ ・ L

０

E・ I
m

・

２

I

・(d
64
1.875

４

４

d )

０

０

m

ｉ

・(d

4

Ｓ

２

２

d )

０

ｉ

・d

２

０

・換算流速 Vγ

V

γ

V
f・d
０

０

流速 V には流速分布が非一様（通常，管中心部で管壁部よりも流速は大きい。）の場合は，構造物周辺平均流速 V を用いる。

2・
V

n

L
)
n 1 D／ 2
(

ｅ

n
L
(
)
2・ n 1 D／ 2
L
1 (
)
D／ 2
1
1
n

ｅ

２

1

ｅ

1
2
n

( n 1)( 2・ n 1)
・V
・
2・ n
２

ｍ

また，流速 V はエルボ等による偏流の影響を考慮して構造物周辺平均
流速 V に以下の割増係数を乗じた値とするが，今回は十分な保守性が確保されていることを確認するために割増係数「2」として計算する。
割増係数−
x：偏流発生源から構造物
までの距離
1.5
x／D≦3
D：配管内径1.25
3＜x／D≦5・換算減衰率 C ｎ

C

ｎ

2・m・σ
・d
０

2・ ・

＝0.002（ねじ接合），0.0005（溶接接合）

添付 2.7.2-61

別第 5-3 表
項 目
2. 流 体 力 に
よる応力
の算出

評価式（その 2）
評価式

・定常抗力による応力σ Ｄ

F・L・(2・L L )2・Z
1
F・ ・V・d・C
2
C 1.2
Ｄ

Ｄ

ｅ

ｅ

２

Ｄ

０

Ｄ

Ｄ

４

Z

４

d )
(d
・
d
32
０

ｉ

０

・ランダム振動応力振幅σ Ｒ

E・Ｉ・y (L）・
Z
L

２

０

Ｒ

Ｒ

２

・G ( f )64・ ・m・f ・(２y ( L) 2・C・
Ｒ

０

０

０

３

２

３

０

ｆ

)

C0＝3.0ξ ｆ ＝0β ０ ＝η ０ ／λ ０sinh( ) sin( )００・cosh( ) cos( )

０

０

０

L
)
L

０

・(1

０

0.734

ｅ

０

1
' ・ ・V ・d )G( f ) (C・
2
２

２

０

０

C

０

d
(f ・
)
V

０

０

＝0.13

4

(f )
０

1 4・ ・f
２

2

０

f・d
V

f

０

０

０

・外圧により円柱状構造物に発生する応力ρ Ｇ
厚肉円筒において，外圧がかかっている場合の円周方向の応力式を使
用する。

2・P・d
d d

２

Ｇ

２

０

２

ｉ

添付 2.7.2-62

(3)

記号説明

B１ ，B ２
C０
CＤ
Cｎ
C
d０
dｉ
E
f０
FＤ
G
I
K
L
Lｅ
m
n
P
Sｍ
V
Vｍ
V
Vｒ
yＲ (L)
Z
β０
δ
ξ
ξｆ
ρ
ρｓ
σＤ
σＦ
σＲ
σＧ
Φ

応力係数（−）
二乗平均値からピーク値への換算係数（−）
定常抗力係数（−）
換算減衰率
ランダム励振力係数（−）
構造物の代表外径（−）
構造物の代表内径（−）
構造物の縦弾性係数（Pa）
円柱状構造物の基本固有振動数（Pa）
単位長さ当たりの流体抗力（N／m）
単位長さ当たりのランダム励振力のパワースペクトル密度（N２ ・S／m２ ）構造物の断面二次モーメント（m２ ）応力集中係数（−）
構造物の長さ（m）
流体中に突き出た構造物長さ（m）
付加質量を含む構造物の単位長さ当たり質量（kg／m）
Re 数に基づく係数（−）
配管の最高使用圧力（MPa）
設計応力強さ（MPa）
流速（m／s）
断面平均流速（m／s）
構造物周辺平均流速（m／s）
換算流速（−）
ランダム振動変位振幅（m）
構造物の断面係数（m ３ ）基本振動モードの刺激係数（−）
空気中における構造物の対数減衰率（−）
空気中における構造物の臨界減衰比（−）
流体減衰（−）
流体の密度（kg／m３ ）構造物の密度（kg／m ３ ）定常抗力による応力（MPa）
設計疲労限（MPa）
ランダム振動応力振幅（MPa）
外圧により構造物に発生する応力（MPa）
ランダム励振力の規格化パワースペクトル密度（−）

添付 2.7.2-63

(4)

判定基準
流力振動評価指針に従い評価を実施する場合に使用する判定基準を別第5-4 表に示す。
別第 5-4 表

項 目
1. 同 期 振 動
の回避又
は抑制評
価
2. 流 力 振 動
に対する
強度評価

判定基準

判定基準
下記のいずれかを満足すること。
(a)Vγ ＜1(b)Cｎ ＞64(c)Vγ ＜3.3 かつ Cｎ ＞2.5・応力制限
組合せ応力は，設計建設規格より PPB-3520（クラス１）を適用した以下の条件を満足すること。
（クラス１）……B １・σ Ｇ ＋B２・
（σ Ｄ ＋σ Ｒ ）≦min（1.5・Sm，1.5・S）
B１ ＝1.0（ねじ接合），0.75（溶接接合）
B２ ＝4.0（ねじ接合），1.5（溶接接合）
・疲労評価
応力集中係数 K を考慮した応力振幅が以下の条件を満足すること。
K・σ Ｒ ≦σ Ｆ
K＝4.0（ねじ接合），4.2（溶接接合）

2.3

評価結果

計器について評価した結果，別第 4-5 表に示すとおり実機の値は判定基準を満足し，保守的に弁開放直後のピーク圧力（8.2MPa［gage］）及び原子炉冷却材
温度（288℃）が同時に継続して負荷された条件下で破損せず，漏えいは発生しないことを確認した。

添付 2.7.2-64

別第 5-5 表
流体条件

評価結果

配管仕様

構造物仕様

流
体
種
別

V
(m／s)

ρ
(kg／m
３
)

ク
ラ
ス

P
(MPa)

最高
使用
温度
(℃)

構造
物

計器
番号

温度
計ウ
ェル

TE-N004A

水

0.77

736

3

8.2

288

TE-N027A

水

0.76

736

3

8.2

288

構造
物

計器
番号

Vγ

Cｎ

(a)
Vγ ＜1

(b)
Cn ＞64

温度
計ウ
ェル
※1
※2
※3

TE-N004A

0.08

0.05

○

−

(c)
Vγ ＜3.3
Cｎ ＞2.5−

TE-N027A

0.08

0.05

○

−

−

タイプ

材料

溶接
接合
溶接
接合

ASTM-A105
ASTM-A105

同期振動評価

d０
（×10
−３
m）

dｉ
（×10
−３
m）

L
（×10
−３
m）

Lｅ
（×10
−３
m）

ρｓ
（×10
３
kg／m
３
）

23.85

9.1

203

203

7.85

1.55

3.33

1.84

398.19

23.85

9.1

203

155.2

7.85

1.55

3.33

1.84

398.19

同期振動評価

I
（×10
−８ ４
m ）

m
(kg／
m)

E ※１
（×10
１１
Pa）

f０
(Hz)

応力制限

添付 2.7.2-65

6.24

Z
（×10
−６ ３
m ）
1.30

6.08

1.30

FＤ
(N／m)

σＤ
（MPa）

yＲ (L)（×10−８ m）

σＲ
（MPa）

σＧ
（MPa）

0.10

54.8

0.10

19.2

組合せ
応力
（MPa）
14.7

0.09

52.1

0.10

19.2

14.7

設計・建設規格 付録材料図表 Part6 表 1 における炭素量が 0.3％を超える炭素鋼の 288℃の値
S ｍ は設計・建設規格 付録材料図表 Part5 表 5 における ASTM-A105（SF490A）の 288℃の値
設計・建設規格 付録材料図表 Part8 図 1 における Su≦550MPa 線図の繰返しピーク応力強さを 288℃の縦弾性係数で補正した値

184

同期振動評価
応力
σＦ
振幅
（MPa）
(MPa)
0.43
76

184

0.41

※２

1.5・S
(MPa)

76

別紙 6
配管からの漏えいの可能性について

配管及び配管フランジ部について，保守的に弁開放直後のピーク圧力（8.2MPa［gage］）及び原子炉冷却材温度（288℃）が同時に継続して負荷された条件下
で破損が発生しないことを以下のとおり確認した。

1.

強度評価

1.1

評価部位の選定
配管の構成部品のうち漏えいが想定される部位は，高温・高圧の加わる配管と，配管と配管を繋ぐフランジ部があり，それらについて評価を実施した。
評価対象配管を別第 6-1 図に示す。

1.2

評価方法

(1)

配管の評価
クラス２配管の評価手法である設計・建設規格「PPC-3411(1)内圧を受ける直管」を適用して必要な厚さを算出し，実機の最小厚さが必要な最小厚さを上回ることを確認した。
tPD
2S
0 .8 P０t：管の計算上必要な厚さ（mm）
P：隔離弁の誤開放等による加圧事象発生時の圧力（＝8.2MPa）
D０ ：管の外径（mm）
S：設計引張強さ（MPa）
η：長手継手効率

添付 2.7.2-66

(2)フランジ部の評価
設計・建設規格「PPC-3414

フランジ」を適用してフランジの手法を適用してフランジ応力算定用圧力からフランジボルトの伸び量を算出したところ，伸び量がマイナスの場合は，フランジ部が増し締めされるため，ガスケット最大圧縮量を下回ることを確認した。
なお，熱曲げモーメントの影響については，設計・建設規格で規定されている（PPC-1.7）式を使用し，フランジ部に作用するモーメントを圧力に換算して評価を実施した。

1.3

評価結果

配管の各部位について評価した結果，別第 6-1 表及び別第 6-2 表に示すとおり実機の値は判定基準を満足し，保守的に弁開放直後のピーク圧力（8.2MPa［gage］）及び原子炉冷却材温度（288℃）が同時に継続して負荷された条件下
で破損せず，漏えいは発生しないことを確認した。

添付 2.7.2-67

添付 2.7.2-68
別第 6-1 図

残留熱除去系Ａ系

必要板厚評価対象配管（既工認系統図）

別第 6-1 表

添付 2.7.2-69

配管 No.

クラス
区分

D０ ：外径
(mm)

公称厚さ
(mm)

3

2

457.20

14.30

4

2

457.20

14.30

6

2

355.60

11.10

9

2

114.30

6.00

10

2

114.30

6.00

17

2

114.30

6.00

26

2

165.20

7.10

31

2

216.30

8.20

34

2

406.40

12.70

37

2

76.30

5.20

39

2

558.80

15.90

40

2

318.50

10.30

56

2

457.20

14.30

58

2

457.20

14.30

材料
SM41B
(SM400B)
SM41B(SM400B)
STPT42(STPT410)
STPT42(STPT410)
STPT42(STPT410)
STPT42(STPT410)
STPT42(STPT410)
STPT42(STPT410)
SM50B(SM490B)
STPT42(STPT410)
SM41B(SM400B)
STPT42(STPT410)
STPT42(STPT410)
STPT42(STPT410)

必要厚さ評価結果

評価圧力
(MPa)

評価温度
(℃)

η：継手
効率

公差
(％)

最小厚さ
(mm)

S:設計引張強さ(MPa)

必要厚さ t
(mm)

8.20

288

1.00

1.5

12.80

223.80

8.26

8.20

288

1.00

1.5

12.80

223.80

8.26

8.20

288

1.00

12.5

9.71

242.40

5.94

8.20

288

1.00

12.5

5.25

242.40

1.91

8.20

288

1.00

12.5

5.25

242.40

1.91

8.20

288

1.00

12.5

5.25

242.40

1.91

8.20

288

1.00

12.5

6.21

242.40

2.76

8.20

288

1.00

12.5

7.17

242.40

3.61

8.20

288

1.00

1.5

11.20

264.60

6.23

8.20

288

1.00

12.5

4.55

242.40

1.28

8.20

288

1.00

1.5

14.40

223.80

10.09

8.20

288

1.00

12.5

9.01

242.40

5.32

8.20

288

1.00

12.5

12.51

242.40

7.63

8.20

288

1.00

12.5

12.51

242.407.63

別第 6-2 表
フランジ用途F1150A 検出フランジ

フランジ部評価結果（1／2）
F2450A 検出フランジ

F3350A 検出フランジ

F4
安全弁取合フランジ

添付 2.7.2-70

F5
熱交換器ドレン
フランジ
40A
288
20
268
8.2
SUS304 4.5t×1
SCM43520
4186,960
8.2
1.00E+04

フランジ口径
150A
450A
350A
25A
評価温度(℃)
288
288
288
288
常温(℃)
20
20
20
20
評価温度⊿t(℃)＝ISLOCA 発生時温度−常温
268
268
268
268
評価圧力(MPa)
8.2
8.2
8.2
8.2
ガスケット仕様SUS304 4.5t×2
SUS304 4.5t×2
SUS304 4.5t×2
SUS304 4.5t×1
ボルト材質
SCM435
SCM435
SCM435
SCM435ボルトサイズ
20
30
30
16
ボルト仕様
本数
12
24
20
4
縦弾性係数 E(MPa)186,960
186,960
186,960
186,960
内圧(MPa)
8.2
8.2
8.2
8.2
フランジに作用する自重曲げモーメント ※１ M(N・mm)
3.90E+05
6.42E+06
9.20E+05
2.00E+04
フランジに作用する熱伸び曲げモーメント ※１ M
3.37E+06
4.65E+07
2.81E+07
1.10E+05
2.40E+05(N・mm)※２
曲げモーメントによる等価圧力 Peq(MPa)
2.52
2.05
2.46
10.50
4.14
内圧 P＋等価圧力 Peq(MPa)
10.72
10.25
10.66
18.70
12.34
G(mm)
196.51508.78391.5339.867.5
有効断面積(mm ２ )A＝π／4G２
3.03E+04
2.03E+05
1.20E+05
1.24E+03
3.58E+03
発生荷重 F(N)＝(P＋Peq)×A
3.25E+05
2.08E+06
1.28E+06
2.33E+04
4.42E+04
ボルト 1 本当たりの荷重 F／n(N)2.71E+04
8.68E+04
6.42E+04
5.82E+03
1.10E+04
ボルト断面積 A2(mm ２ )234.9
562.09562.09150.33234.9
ボルト歪みε
6.17E-04
8.26E-04
6.11E-04
2.07E-04
2.51E-04
ボルト長さ L1(mm)
85.2
131.8
130
50
31
荷重によるボルト伸び量⊿L1(mm)
0.05
0.11
0.08
0.01
0.01
初期締付荷重(N)43,691
83,46449,45011,96025,062
初期締付による応力(MPa)
186.0
148.5
88.0
79.6
106.7
ボルト歪みε ０
9.95E-04
7.94E-04
4.71E-04
4.26E-04
5.71E-04
初期締付によるボルト伸び量⊿L0(mm)
0.08
0.10
0.06
0.02
0.02
ボルト熱膨張係数α1(mm／mm℃)
1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05
フランジ熱膨張係数α2(mm／mm℃)
1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05
1.29E-05
オリフィス熱膨張係数α3(mm／mm℃)
1.71E-05
1.71E-05
1.70E-05−−
ガスケット内外輪熱膨張係数α4(mm／mm℃)
1.70E-05
1.70E-05
1.70E-05
1.70E-05
1.70E-05※1 該当するフランジを含んだ配管モデルにて応力解析を実施し，算出した値にて評価。
※2 設計・建設規格による機械的荷重による曲げモーメントを等価圧力に換算する式 Peq＝16M／(πG３)により算出。今回は，熱伸びによる曲げモーメントも本計算式により等価
圧力換算した。

別第 6-2 表

フランジ部評価結果（2／2）

添付 2.7.1-71

フランジ用途F1150A 検出フランジ

F2
450A 検出フランジ

F3350A 検出フランジ

F4
安全弁取合フランジ

ボルト熱伸び対象長さ L2(mm)
フランジ熱伸び対象長さ L3(mm)オリフィス熱伸び対象長さ L4(mm)ガスケット内外輪熱伸び対象長さ L5(mm)ボルト熱伸び⊿L2＝α1・L2・⊿T(mm)
フランジ熱伸び⊿L3＝α2・L3・⊿T(mm)オリフィス熱伸び⊿4＝α3・L4・⊿T(mm)
ガスケット内外輪熱伸び⊿5＝α4・L5・⊿T(mm)
伸び量⊿L1−⊿L0＋⊿L2−⊿L3−⊿L4−⊿L5(mm)ガスケットの初期圧縮量：最大(mm)
ガスケットの合計圧縮量(mm)
ガスケットの許容圧縮量(mm)

85.2
76.2
3.0
6.0
0.29
0.26
0.01
0.03
−0.04
2.40
2.44
2.60

131.8
120.8
5.0
6.0
0.46
0.42
0.02
0.03
−0.01
2.40
2.41
2.60

130.0
108.8
16.0
6.0
0.45
0.38
0.07
0.03
−0.01
2.40
2.41
2.60

50.0
47.0
−
3.0
0.17
0.16
−
0.01
−0.01
1.20
1.21
1.30

F5
熱交換器ドレン
フランジ
31.0
28.0
−
3.0
0.11
0.10
−
0.01
−0.01
1.20
1.21
1.30

別紙 7
破断面積の設定について

1.

評価部位の選定と破断面積の評価方法
別紙 2〜6 の評価結果から，隔離弁の誤開放等により残留熱除去系の低圧設計部分が加圧されたとしても，破損が発生しないことを確認した。
そこで，隔離弁の誤開放による加圧事象発生時の加圧範囲のうち最も大きなシール構造であり，損傷により原子炉冷却材が流出した際の影響が最も大
きい熱交換器フランジ部に対して，保守的に弁開放直後のピーク圧力（8.2MPa［gage］）及び原子炉冷却材温度（288℃）が同時に継続して負荷され，かつ，
ガスケットに期待しないことを想定した場合の破断面積を評価した。
ａ．内圧による伸び量
・フランジのボルト荷重⊿W

W

G・(P
２

4

２

P)
1

G：ガスケット反力円の直径（＝D０ −2b＝2,153mm）
b

D D
1
(
2
2

2.5

０

ｉ

2)

D０ ：ガスケット接触面の外径（＝2,170mm）
Dｉ ：ガスケット接触面の内径（＝2,120mm）
P１ ：設計条件における圧力（5.18MPa）
P２ ：隔離弁の誤開放による加圧事象発生時の圧力（＝8.2MPa）・内圧による伸び量⊿L1
L1 H

ｂ

W
N・A
ｂ

1
E

Hｂ ：ボルト長さ（ナット下面−ボルト留め部間）（＝349.5mm）
添付 2.7.2-72

Nｂ ：ボルト本数（＝68）
A：ボルト有効径における断面積（＝π／4×46.051２ ＝1,665mm２ ）E：ボルトのヤング率（＝187,000N／mm２ at288℃[SNCM8]）ｂ．熱による伸び量
・ボルトの熱による伸び量⊿L2
L2＝

H

１

ｂ

(288℃ 20℃)

α １ ： ボ ル ト の 熱 膨 張 係 数 （ ＝ 13.98×10 − ６ mm／ mm℃ at288℃[SNCM8]）
Nｂ ：ボルト長さ（＝349.5mm）
・管板及びフランジの熱による伸び量⊿L3
L3(h１ h2) (288℃ 20℃)２

α ２ ：管板及び胴側フランジの熱膨張係数（＝12.91×10 − ６ mm／
mm℃ at288℃[SF50，SFV1]）
h1：胴側フランジ厚さ（＝150mm）
h2：管板厚さ（＝195mm）

ｃ．破断面積 A
A

D (⊿L1＋⊿L2 ⊿L3)ｉ

Dｉ ：ガスケット接触面の内径（＝2,120mm）

2.

破断面積の評価結果
熱交換器フランジの破断面積について評価した結果，別第 7-1 表に示すと
おり破断面積は約 21cm２ となる。

添付 2.7.2-73

別第 7-1 表
評価部位

圧力
(MPa)

温度
(℃)

＋
⊿L1
0.19

フランジ部
8.2
288
⊿L1：ボルトの内圧による伸び量⊿L2：ボルトの熱による伸び量⊿L3：管板及びフランジ部の熱による伸び量

破断面積評価結果

伸び量（mm）
＋
⊿L2
1.31

−
⊿L3
1.19

添付 2.7.2-74

内径
(mm)
2,120

全部材
伸び量
(mm)
0.31

破断
面積
(cm ２ )
約 21

別紙 8
ＩＳＬＯＣＡ発生時の原子炉冷却材漏えい量評価
及び原子炉建屋内環境評価

1.

評価条件
有効性評価の想定のとおり，残留熱除去系Ｂ系におけるＩＳＬＯＣＡ発生時の原子炉冷却材の漏えい量及び原子炉建屋原子炉棟内の環境（雰囲気温度，湿度及び圧力）を評価した。
原子炉建屋原子炉棟内の環境評価特有の評価条件を別第 8-1 表に，原子炉
建屋原子炉棟のノード分割図及び原子炉建屋平面図を別第 8-1 図及び別第8-2 図に示す。
なお，高圧炉心スプレイ系ポンプ室及び原子炉隔離時冷却系ポンプ室は他室と水密扉で区切られており，蒸気の移動がほぼないため，解析においても蒸気の移動を考慮していない。

添付 2.7.2-75

別第 8-1 表
項

解析コード

目

原子炉建屋内の環境評価条件
主要解析条件ＭＡＡＰ４

条件設定の考え方
格納容器及び原子炉建屋原子炉棟等の詳細ノードのモデル化が可能であり，隔離弁の閉止操作等の重大事故等対策を考慮した事象進展を模擬することが可能である解析コード
有効性評価の解析と同様

残留熱除去系Ｂ系
熱交換器室
漏えい面積
約 21cm２
有効性評価の解析と同様
・原子炉水位低下（レベル２）設定点 有効性評価の解析と同様
到達時に，原子炉隔離時冷却系による原子炉注水開始
・低圧炉心スプレイ系を起動し，事象発生 15 分後に逃がし安全弁（自動減圧機能）7 弁による原子炉減圧・事象発生 17 分後に低圧代替注水系
事故シナリオ（常設）を起動・原子炉水位回復後，低圧炉心スプレ
イ系を停止し，原子炉水位を原子炉
水位（レベル３）設定点以上に維持・事象発生 25 分後，サプレッション・
プール冷却開始
・事象発生 5 時間後，残留熱除去系隔離完了
原子炉建屋原子炉棟東西の物
原子炉建屋モデル
別第 7-1 図参照
理的分離等を考慮して設定
原子炉建屋壁から環
雰囲気温度，湿度及び圧力の観
考慮しない
境への放熱
点から厳しい想定として設定
雰囲気温度，湿度及び圧力の観原子炉建屋換気系
考慮しない
点から厳しい想定として設定
ブローアウトパネル
設計値を設定6.9kPa[gage]
開放圧力 ※※：現在設置されているブローアウトパネル 12 枚のうち 2 枚を閉止する方針であるが，本評
価では 12 枚全てに期待している。なお，全てのブローアウトパネルに期待しない場合の評価を別紙 9 に示している。
漏えい箇所

添付 2.7.2-76

ブロ ーア ウ トパネル
6階

階段 ，大 物 搬入 口

階段
4〜5 階 東 側区 画

4〜5 階西側区画
ブロ ーア ウ トパネル

ブロ ーア ウ トパ ネル

大物 搬入 口階段
3 階西側区画3 階東 側区 画

添付 2.7.2-77

大物 搬入 口階段
1〜2 階西側区画

1〜2 階 東 側区 画

扉

扉

残留 熱除 去 系Ｂ
熱交 換器 室

階段
扉

地下 1 階西側区画

扉

地下 1 階 東 側区 画

階段
高圧炉心
スプレイ系
ポンプ室

残留 熱除 去 系Ａ
熱交 換器 室階段

階段

残留 熱除 去 系Ｂ
ポン プ室

残留 熱除 去 系Ｃ
ポン プ室

階段
残留 熱除 去 系Ａ
ポン プ室

階段
低圧 炉心
スプ レイ 系
ポン プ室

原子 炉隔 離 時
冷却 系
ポン プ室

扉
扉

：漏 えい 箇 所

別第 8-1 図原子炉建屋内ノード分割モデル：水 密扉

添付 2.7.2-78
別第 8-2 図原子炉建屋平面図（地下 2 階）

添付 2.7.2-79
別第 8-2 図原子炉建屋平面図（地下 1 階）

添付 2.7.2-80
別第 8-2 図原子炉建屋平面図（1 階）添付 2.7.2-81
別第 8-2 図原子炉建屋平面図（2 階）添付 2.7.2-82
別第 8-2 図原子炉建屋平面図（3 階）添付 2.7.2-83
別第 8-2 図原子炉建屋平面図（4 階）添付 2.7.2-84
別第 8-2 図原子炉建屋平面図（5 階）添付 2.7.2-85
別第 8-2 図原子炉建屋平面図（6 階）

2.

評価結果
原子炉冷却材の積算漏えい量の推移を別第 8-3 図に，原子炉建屋内の雰囲
気温度（西側区画），雰囲気温度（東側区画），湿度（西側区画），湿度（西側区画），圧力（西側区画）及び圧力（東側区画）の推移を別第 8-4 図から別第8-9 図に示す。
別第 8-3 図に示すとおり，現場隔離操作の完了時間として設定している事
象発生 5 時間までの原子炉冷却材の漏えい量は約 300t である。また，別第8-4 図及び別第 8-5 図に示すとおり，原子炉減圧操作後に建屋内環境が静定する事象発生 2 時間から 5 時間までのアクセスルート及び操作場所の雰囲気
温度の最大値は 41℃である。
なお，ブローアウトパネルが設置されている 4〜5 階西側区画，4〜5 階東側区画及び 6 階全ての圧力はブローアウトパネルの設定圧力に到達し，ブローアウトパネルが開放している。

添付 2.7.2-86

500

破損系統の隔離による原子炉冷却材漏えいの停止

400

冷
却
材
流
出
量
（t）

原子炉減圧による
原子炉冷却材漏えい量の低下
300

200

100

0
0

1

2

3

4

5

6

7

8

9

事故後の時間(時間)(h)
JOB No.MA47BNT2LOCAWG33001

別第 8-3 図

原子炉冷却材の積算漏えい量

添付 2.7.2-87

10

120
残留熱除去系(B)ポンプ室
残留熱除去系(C)ポンプ室

100
原
子
炉
建
屋
内
温
度
(℃)

原子炉建屋 地下1階西側
原子炉建屋 1〜2階西側
原子炉建屋 3階西側

80

原子炉建屋 4〜5階西側
原子炉建屋 6階

60

40

20

0
0

10

20

30

40

(h)
事故後の時間(時間)JOB No.MA47BNT2LOCAWG33001

別第 8-4 図

原子炉建屋内の雰囲気温度の推移（西側区画）

120
低圧
炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ 室
LPCSポンプ室

原子炉建屋 地下1階東側

100

原子炉建屋 1〜2階東側
原
子
炉
建
屋
内
温
度
(℃)

原子炉建屋 3階東側
原子炉建屋 4〜5階東側

80

原子炉建屋 6階
60

40

20

0
0

10

20

30

(h)
事故後の時間(時間)JOB No.MA47BNT2LOCAWG33001

別第 8-5 図原子炉建屋内の雰囲気温度の推移（東側区画）

添付 2.7.2-88

40

100

80
原
子
炉
建
屋
内
湿
度

60
残留熱除去系(B)ポンプ室
残留熱除去系(C)ポンプ室
原子炉建屋 地下1階西側
40

原子炉建屋 1〜2階西側(％)

原子炉建屋 3階西側
原子炉建屋 4〜5階西側
原子炉建屋 6階

20

0
0

10

20

30

40

(h)
事故後の時間(時間)JOB No.MA47BNT2LOCAWG33001

別第 8-6 図原子炉建屋内の湿度の推移（西側区画）

100
LPCSポンプ室
低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ 室
原子炉建屋 地下1階東側
原子炉建屋 1〜2階東側

80
原
子
炉
建
屋
内
湿
度

原子炉建屋 3階東側
原子炉建屋 4〜5階東側
原子炉建屋 6階
60

40
(％)

20

0
0

10

20

30

(h)
事故後の時間(時間)JOB No.MA47BNT2LOCAWG33001

別第 8-7 図原子炉建屋内の湿度の推移（東側区画）

添付 2.7.2-89

40

0.016
残留熱除去系(B)ポンプ室
0.014

残留熱除去系(C)ポンプ室
原子炉建屋 地下1階西側
原子炉建屋 1〜2階西側

0.012
原
子
炉
建
屋
内
圧
力

原子炉建屋 3階西側
原子炉建屋 4〜5階西側

0.010

原子炉建屋 6階
0.008

0.006

(MPa[gage])
0.004

0.002

0.000
0

10

20

30

40

(h)
事故後の時間(時間)JOB No.MA47BNT2LOCAWG33001

別第 8-8 図原子炉建屋内の圧力の推移（西側区画）

0.016
低圧
炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ 室
LPCSポンプ室

0.014

原子炉建屋 地下1階東側
原子炉建屋 1〜2階東側

0.012
原
子
炉
建
屋
内
圧
力

原子炉建屋 3階東側
原子炉建屋 4〜5階東側

0.010

原子炉建屋 6階

0.008

0.006
(MPa[gage])
0.004

0.002

0.000
0

10

20

30

(h)
事故後の時間(時間)JOB No.MA47BNT2LOCAWG33001

別第 8-9 図原子炉建屋内の圧力の推移（東側区画）

添付 2.7.2-90

40

別紙 9
ブローアウトパネルに期待しない場合の
ＩＳＬＯＣＡ発生時の原子炉冷却材漏えい量評価
及び原子炉建屋内環境評価

1.

評価条件
別紙 8 の評価条件のうち，ブローアウトパネルが開かない場合の条件で評価を実施した。

2.

評価結果
原子炉冷却材の積算漏えい量の推移を別第 8-1 図に，原子炉建屋内の雰囲
気温度（西側区画），雰囲気温度（東側区画），湿度（西側区画），湿度（西側区画），圧力（西側区画）及び圧力（東側区画）の推移を別第 8-2 図から別第8-7 図に示す。
別第 9-1 図に示すとおり，現場隔離操作の完了時間として設定している事
象発生 5 時間までの原子炉冷却材の漏えい量は約 300t である。また，別第9-2 図及び別第 9-3 図に示すとおり，原子炉減圧操作後に建屋内環境が静定する事象発生 2 時間から 5 時間までのアクセスルート及び操作場所の雰囲気
温度の最大値は 44℃である。ブローアウトパネルに期待する場合と期待しない場合の比較を第 9-1 表に示す。
第 9-1 表ブローアウトパネルに期待する場合と期待しない場合の評価結果の比較

項 目
原子炉冷却材の漏えい量
事象発生 2 時間から 5 時間までのアクセスルート及び操作場所の雰囲気温度の最大値

期待する場合300t

期待しない場合
300t

41℃

44℃

添付 2.7.2-91

500

400

冷
却
材
流
出
量
（t）

300

200

100

0
0

1

2

3

4

5

6

7

8

9

事故後の時間(時間)JOB No.MA47BNT2LOCAWG33000

別第 9-1 図

原子炉冷却材の積算漏えい量

添付 2.7.2-92

10

120
残留熱除去系(B)ポンプ室
残留熱除去系(C)ポンプ室

100
原
子
炉
建
屋
内
温
度
(℃)

原子炉建屋 地下1階西側
原子炉建屋 1〜2階西側
原子炉建屋 3階西側

80

原子炉建屋 4〜5階西側
原子炉建屋 6階

60

40

20

0
0

10

20

30

40

事故後の時間(時間)JOB No.MA47BNT2LOCAWG33000

別第 9-2 図原子炉建屋内の雰囲気温度の推移（西側区画）

120
低圧
炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ 室
LPCSポンプ室

原子炉建屋 地下1階東側

100

原子炉建屋 1〜2階東側
原
子
炉
建
屋
内
温
度
(℃)

原子炉建屋 3階東側
原子炉建屋 4〜5階東側

80

原子炉建屋 6階
60

40

20

0
0

10

20

30

40

事故後の時間(時間)JOB No.MA47BNT2LOCAWG33000

別第 9-3 図原子炉建屋内の雰囲気温度の推移（東側区画）

添付 2.7.2-93

100

80
原
子
炉
建
屋
内
湿
度

60

残留熱除去系(B)ポンプ室
40

残留熱除去系(C)ポンプ室(％)

原子炉建屋 地下1階西側
原子炉建屋 1〜2階西側
原子炉建屋 3階西側

20

原子炉建屋 4〜5階西側
原子炉建屋 6階

0
0

10

20

30

40

事故後の時間(時間)JOB No.MA47BNT2LOCAWG33000

別第 9-4 図

原子炉建屋内の湿度の推移（西側区画）

100

80
原
子
炉
建
屋
内
湿
度

60

40
(％)

低圧
炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ 室
LPCSポンプ室

原子炉建屋 地下1階東側
原子炉建屋 1〜2階東側

20

原子炉建屋 3階東側
原子炉建屋 4〜5階東側
原子炉建屋 6階
0
0

10

20

30

事故後の時間(時間)JOB No.MA47BNT2LOCAWG33000

別第 9-5 図原子炉建屋内の湿度の推移（東側区画）

添付 2.7.2-94

40

0.016
残留熱除去系(B)ポンプ室
0.014

残留熱除去系(C)ポンプ室
原子炉建屋 地下1階西側
原子炉建屋 1〜2階西側

0.012
原
子
炉
建
屋
内
圧
力

原子炉建屋 3階西側
原子炉建屋 4〜5階西側

0.010

原子炉建屋 6階
0.008

0.006

(MPa[gage])
0.004

0.002

0.000
0

10

20

30

40

事故後の時間(時間)JOB No.MA47BNT2LOCAWG33000

別第 9-6 図原子炉建屋内の圧力の推移（西側区画）

0.016
低圧
炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ 室
LPCSポンプ室

0.014

原子炉建屋 地下1階東側
原子炉建屋 1〜2階東側

0.012
原
子
炉
建
屋
内
圧
力

原子炉建屋 3階東側
原子炉建屋 4〜5階東側

0.010

原子炉建屋 6階

0.008

0.006
(MPa[gage])
0.004

0.002

0.000
0

10

20

30

事故後の時間(時間)JOB No.MA47BNT2LOCAWG33000

別第 9-7 図原子炉建屋内の圧力の推移（東側区画）

添付 2.7.2-95

40

別紙 10ＩＳＬＯＣＡ発生時の原子炉建屋内線量率評価
及び非居住区域境界及び敷地境界の実効線量評価

1.
(1)

原子炉建屋内線量率について評価の想定
破断口から原子炉建屋原子炉棟に漏えいした原子炉冷却材中の放射性物
質のうち気相に移行する放射性物質及び燃料から追加放出される放射性物
質が原子炉建屋原子炉棟から環境への漏えいは考慮せずに原子炉建屋原子炉棟内に均一に分布するものとして原子炉建屋原子炉棟内の線量率を評価した。
評価上考慮する核種は現行設置許可と同じものを想定し，線量評価の条件となる I-131 の追加放出量は，実績データから保守的に設定した。
運転開始から施設定期検査による原子炉停止時等に測定しているＩ-131の追加放出量の最大値は約 41Ci（約 1.5×10 １２ Bq）[昭和 62 年 4 月 9 日（第8 回施設定期検査）]であり，評価に使用するＩ-131 の追加放出量は，実績値を包絡する値として 100Ci（3.7×10 １２ Bq）と設定した。
また，放出される放射性物質には，冷却材中に含まれる放射性物質があるが，追加放出量と比較すると数％程度であり，追加放出量で見込んだ余裕分に含まれるため考慮しないものとする。
原子炉建屋原子炉棟内の作業の被ばく評価においては，放射線防護具（自給式呼吸用保護具等）を装備することにより内部被ばくの影響が無視できるため，外部被ばくのみを対象とする。

添付 2.7.2-96

別第 10-1 表
項

評価条件（追加放出量）
評価値

実績値（最大）I-131 追加放出量（Bq）

3.7×10 １２

1.5×10１２（昭和 62 年 4 月 9 日（第 8 回施設定期検査））

希ガス及びハロゲン等の追加放出量（γ線 0.5MeV 換算値）（Bq）

2.3×10 １４

―

(2)

目

評価の方法
原子炉建屋原子炉棟内の空間線量率は，以下のサブマージョンモデルにより計算する。サブマージョンモデルの概要を別第 9-1 図に示す。
D

6.2

10 １４ ・

Qγ
E ・ 1
V / γ

e μ・

・3600

ここで，
Ｄ

：放射線量率（Gy／h）

6.2×10−１４ ：サブマージョンモデルによる換算係数
Ｑγ

・ ３・
・

・

：原子炉建屋原子炉棟内放射性物質量（Bq：γ線実効エネルギ 0.5MeV 換算値）

Ｖ Ｒ/Ｂ

：原子炉建屋原子炉棟空間体積（85,000m ３ ）Ｅγ：γ線エネルギ（0.5MeV／dis）

μ：空気に対するγ線のエネルギ吸収係数（3.9×10−３ ／m）

Ｒ：評価対象エリア（原子炉建屋原子炉棟地上 3 階）の空間容積と等価な半球の半径（m）

R
Ｖ ＯＦ

3・V
2・π

：評価対象エリア（原子炉建屋原子炉棟地上 3 階）の容積（5,000m３）

添付 2.7.2-97

原子炉建屋
放出された放射性物質の全量が原子炉建屋内に均一に分布するものとし，建屋内の放射性物質濃度を設定する。
保守的に原子炉建屋から環境への放射性物質の放出は考慮しない。

原子炉建屋 3 階
（作業フロア）

作業場 所か ら 見渡せ る 範囲を対 象とし，格納容器が遮蔽となる範囲の被ばくは考慮しない。
保守的 に建 屋 内の格 納 容器以外 の構造物，配管，機器等の遮蔽は考慮しない。また，空間容積は原子炉建屋内の アクセスルー ト及び隔離 操作場 所となる 1 階から 3 階のうち最も大きい
3 階の値を使用した。

原子炉建屋

格納容器

：作業員
：評価対象範囲
原子炉建屋 3 階（平面図）

評価対 象範 囲 の体積 を 保存し半球状 の空間に放 射性物質が 均一に分布
す るものとし て空間線量 率を評価する。

サブマージョンモデル概要図別第 10-1 図

サブマージョンモデルの概要

添付 2.7.2-98

評価の結果評価結果を別第 10-2 図に示す。線量率の最大は約 15.2mSv／h 程度であり，時間減衰によって低下するため，線量率の上昇が現場操作に影響を与える可能性は小さく，期待している機器の機能は維持される。

20

外部被ばくによる実効線量率（mSv/h）

(3)

15

10

5

0
0

別第 10-2 図

2

4

6
8
10 12 14 16
原子炉建屋立ち入り開始時間（h）

1820

原子炉建屋原子炉棟立入開始時間と線量率の関係

なお，事故時には原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした放射性物質が環境へ放出される可能性があるが，これらの事故時においては原子炉建屋放射
能高の信号により中央制御室の換気系は閉回路循環運転となるため，中央制御室内にいる運転員は過度な被ばくの影響を受けることはない。

添付 2.7.2-99

別第 10-2 表

核種

添付 2.7.2-100

I−131
I−132
I−133
I−134
I−135
Br−83
Br−84
Mo−99
Tc−99mハロゲン等
合計
Kr−83mKr−85m
Kr−85
Kr−87
Kr−88
Xe−131m
Xe−133m
Xe−133
Xe−135m
Xe−135
Xe−138
希ガス
合 計
ハロゲン等
＋希ガス
合 計

ＩＳＬＯＣＡ時の放出量

収 率
（％）
2.84
4.21
6.77
7.61
6.41
0.53
0.97
6.13
5.4

崩壊定数
（d −1）
8.60E-02
7.30
8.00E-01
1.90E+01
2.52
6.96
3.14E+01
2.49E-012.76

γ線実効エネルギ
（MeV）
0.381
2.253
0.608
2.75
1.645
0.0075
1.742
0.16
0.13

−

−

0.53
1.31
0.29
2.54
3.58
0.040
0.19
6.77
1.06
6.63
6.28

3.70E+12
5.48E+12
8.82E+12
9.91E+12
8.35E+12
6.90E+11
1.26E+12
7.99E+12
7.04E+12

追加放出量（Bq）（γ線実効エネルギ0.5MeV換算値）
2.82E+12
2.47E+13
1.07E+13
5.45E+13
2.75E+13
1.04E+10
4.40E+12
2.56E+12
1.83E+12−

5.32E+13

1.29E+14

9.09
3.71
1.77E-04
1.31E+01
5.94
5.82E-02
3.08E-01
1.31E-01
6.38E+01
1.83
7.04E+01

0.00250.159
0.0022
0.793
1.950
0.020
0.042
0.045
0.432
0.250
1.183

1.38E+12
3.41E+12
2.25E+11
6.62E+12
9.33E+12
1.04E+11
4.95E+11
1.76E+13
2.76E+12
1.73E+13
1.64E+13

6.90E+09
1.09E+12
9.91E+08
1.05E+13
3.64E+13
4.17E+09
4.16E+10
1.59E+12
2.39E+12
8.64E+12
3.87E+13−−−

7.56E+13

9.93E+13−−−

1.29E+14

2.28E+14

追加放出量（Bq）

2.
(1)

非居住区域境界及び敷地境界の実効線量評価について評価想定
非居住区域境界及び敷地境界の実効線量評価では，ＩＳＬＯＣＡにより
原子炉建屋原子炉棟内に放出された核分裂生成物が大気中に放出されることを想定し，非居住区域境界及び敷地境界の実効線量を評価した。評価条
件は別第 10-1 表から別第 10-5 表に従うものとする（別紙 11）。
破断口から漏えいする原子炉冷却材が原子炉建屋原子炉棟内に放出されることに伴う減圧沸騰によって気体となる分が建屋内の気相部へ移行するものとし，破断口から漏えいする冷却材中の放射性物質が気相へ移行する
割合は，運転時の原子炉冷却材量に対する原子炉建屋原子炉棟放出に伴う減圧沸騰による蒸発量の割合から算定した。燃料から追加放出される放射性物質が気相へ移行する割合は，燃料棒内ギャップ部の放射性物質が原子
炉圧力の低下割合に応じて冷却材中に放出されることを踏まえ，同様に運転時の原子炉冷却材量に対する原子炉減圧に伴う減圧沸騰による蒸発量の割合から算定した。また，破断口及び逃がし安全弁から放出される蒸気量は，各々の移行率に応じた量が流出するものとした。（別第 10-3 図及び別第 10-4 図参照）
その結果，放出量は別第 10-4 表に示すとおりとなった。

(2)

評価結果
非居住区域境界及び敷地境界における実効線量はそれぞれ約 1.2×10−１
mSv，約 3.3×10 −１ mSv となり，「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」における耐圧強化ベント系によるベント時の実効線量（非居住区域境界：約 6.2×10 −１
mSv，敷地境界：約 6.2×10 −１ mSv）及び事故時線量限度の 5mSv を下回った。
なお，評価上は考慮していないものの，原子炉建屋原子炉棟に放出され添付 2.7.2-101

た放射性物質は外部に放出されるまでの建屋内壁への沈着による放出量の低減に期待できること及び冷却材中の放射性物質の濃度は運転時の原子炉冷却材量に応じた濃度を用いているが，実際は原子炉注水による濃度の希釈に期待できることにより，さらに実効線量が低くなると考えられる。

添付 2.7.2-102

別第 10-3 表

放出評価条件項 目
原子炉運転日数（日）主要解析条件2,000

追加放出量（Ｉ−131）（Bq）

3.7×10１２

冷却材中濃度（Ｉ−131）（Bq／g）

1.5×10２

燃料から追加放出されるよう素の割合（％）

無機よう素：96
有機よう素：4
無機よう素，
ハロゲン等：100
有機よう素：
99.958
無機よう素，
ハロゲン等：100
有機よう素：0.042

逃がし安全弁からサプレッショ
ン・チェンバへの移行率（％）
破断口から格納容器への移行率（％）
サプレッション・チェンバのプー
ル水でのスクラビング等による除去係数
逃がし安全弁からサプレッショ
ン・チェンバへ移行した放射性物
質の気相部への移行割合

10Standard Review Plan6.5.5 に基づき設定

2「発電用軽水型原子炉施設の安全評
価に関する審査指針」に基づき設定

冷却材から気相への放出割合（冷却材中の放射性物質）（％）

11

冷却材から気相への放出割合（追加放出される放射性物質）（％）

4

格納容器からの漏えい率
（％／d）

0.5

別第 10-4 表
核

条件設定の考え方
十分な運転時間として仮定した時間
至近の I-131 追加放出量の実績値を包絡する値として設定し，その他の核種はその組成を平衡組成として求め，希ガスについてはよう素の 2 倍の放出があるものとする。
I-131 の追加放出量に基づく全希ガ
ス漏えい率から冷却材中濃度を設定し，その組成を拡散組成とする。
（運転実績の最大の I-131 の冷却材
中濃度（5.6×10−１ Bq／g）を十分に包絡する値である。）「発電用軽水型原子炉施設の安全評
価に関する審査指針」に基づき設定
無機よう素，ハロゲン等については
保守的に全量が逃がし安全弁からサプレッション・チェンバ及び破断口から格納容器のそれぞれに移行するものとするものとして設定
有機よう素についてはＳＡＦＥＲ解
析の積算蒸気量の割合に基づき設定

原子炉冷却材量に対する原子炉建屋
原子炉棟放出に伴う減圧沸騰による蒸気量の割合を設定
原子炉減圧により燃料棒内ギャップ部から冷却材中へ放出されることを踏まえ，原子炉冷却材量に対する減圧沸騰による蒸気量から算出
格納容器の設計漏えい率から設定

放出量

種

放出量（Bq）

希ガス＋ハロゲン等（ガンマ線実効エネルギ 0.5MeV 換算値）

9.5×10 １２

よう素（Ｉ−131 等価量（小児実効線量係数換算））

2.8×10 １１

添付 2.7.2-103

別第 10-5 表
核大気拡散条件（地上放出）種

放出量（Bq）

相対濃度（χ／Ｑ）（s／m３ ）

非居住区域境界：2.9×10−５
敷地境界：8.2×10−５相対線量（Ｄ／Ｑ）（Gy／Bq）

非居住区域境界：4.0×10 −１９
敷地境界：9.9×10 −１９

添付 2.7.2-104

冷却材中に存在するよう素，ハロゲン等
γ線 0.5MeV 換算 ：約 8.5×10 １２ Bq
Ｉ-131 等価量
：約 1.6×10 １１ Bq

無機よう素，ハロゲン等

破断口から
原子炉建屋内への放出
気相部への移行割合：11％ ※ １

燃料棒から追加放出されるよう素，ハロゲン等
γ線 0.5MeV 換算 ：約 1.3×10１４ Bq
Ｉ-131 等価量
：約 6.5×10１２ Bq

無機よう素，ハロゲン等

有機よう素逃がし安全弁からサプレッ
ション・チェンバへの放出
キャリーオーバー割合：2％

逃がし安全弁からサプレッ
ション・チェンバへの放出
移行率：99.958％

破断口から
原子炉建屋内への放出
移行率：0.042％

破断口から
原子炉建屋内への放出
気相部への移行割合：4％ ※ ２

サプレッション・プール水中のスクラビング等による除去係数：10

格納容器気相中のよう素，ハロゲン等格納容器からの漏えい率：0.5％／d

原子炉建屋内気相中のよう素，ハロゲン等
γ線 0.5MeV 換算 ：約 6.1×10１２ Bq
Ｉ-131 等価量
：約 2.8×10１１ Bq

環境へ放出

※1
※2

運転時冷却材量に対する減圧沸騰による蒸発量の割合として算定。
燃料棒内ギャップ部の放射性物質が原子炉圧力の低下割合に応じて冷却材中に放出されることを踏まえ，急速減圧するまではその低下割合に応じた量の放射性物質が冷却材中に放出されるものとし，急速減圧以降はギャップ内の残りの放射性物質が全て冷却材中に放出されるものとして，冷却材中の放射性物質の濃度を決定し，その冷却材量に対する減圧沸騰による蒸発量の割合として算定。

別第 10-3 図

よう素，ハロゲン等の環境への放出過程

添付 2.7.2-105

燃料棒から追加放出される希ガス
約 9.9×10１３ Bq

逃がし安全弁からサプレッ
ション・チェンバへの放出
移行率：99.958％

破断口から
原子炉建屋内への放出
移行率：0.042％

格納容器中の希ガス格納容器からの漏えい
漏えい率：0.5％／d

原子炉建屋内気相中の希ガス
約 3.5×10１２ Bq

環境へ放出

別第 10-4 図

希ガスの環境への放出過程（ガンマ線実効エネルギ 0.5MeV 換算値）

添付 2.7.2-106

Ｉ − 131 追 加 放 出 量 の 測 定 結 果 に つ い て

運転開始から施設定期検査による原子炉停止時等に測定しているＩ− 131 の 追 加 放 出 量 の 測 定 値 は 以 下 の と お り 。

中間停止（ 昭 和 54 年 6 月 2 日 ）0.0Ci
第 １ 回 定 検 （ 昭 和 54 年 9 月 7 日 ）
0.0Ci
中間停止
（ 昭 和 55 年 4 月 29 日 ）0.0Ci
第 2 回 定 検 （ 昭 和 55 年 9 月 6 日 ）
0.0Ci
中間停止
（ 昭 和 56 年 6 月 16 日 ）0.0Ci
第 3 回 定 検 （ 昭 和 56 年 9 月 12 日 ）0.01Ci
第 4 回 定 検 （ 昭 和 57 年 6 月 11 日 ）0.01Ci
中間停止（ 昭 和 58 年 1 月 31 日 ）0.01Ci
第 5 回 定 検 （ 昭 和 58 年 9 月 17 日 ）0.01Ci
第 6 回 定 検 （ 昭 和 59 年 12 月 1 2 日 ） 0.01Ci
中間停止（ 昭 和 60 年 8 月 1 日 ）0.01Ci
第 7 回 定 検 （ 昭 和 61 年 1 月 20 日 ）0.01Ci
第 8 回 定 検 （ 昭 和 62 年 4 月 9 日 ）40.9Ci
第 9 回 定 検 （ 昭 和 63 年 8 月 1 日 ）0.01Ci
第 1 0 回 定 検 （ 平 成 元 年 1 1 月 30 日 ） 4.5×10 ８ Bq
中間停止
（ 平 成 2 年 1 1 月 29 日 ） 4.7×10 ８ Bq
第 1 1 回 定 検 （ 平 成 3 年 4 月 20 日 ）4.4×10 ８ Bq
第 12 回 定 検 （ 平 成 4 年 9 月 6 日 ）1.9×10 ８ Bq
中間停止
（平成 5 年 4 月 4 日）
1.7×10 ８ Bq
第 1 3 回 定 検 （ 平 成 6 年 2 月 19 日 ）1.6×10 ８ Bq
第 1 4 回 定 検 （ 平 成 7 年 4 月 14 日 ）1.7×10 ８ Bq
中間停止
（ 平 成 8 年 8 月 10 日 ）9.8×10 ７ Bq
第 1 5 回 定 検 （ 平 成 8 年 9 月 10 日 ）1.5×10 ８ Bq
中間停止
（ 平 成 9 年 7 月 12 日 ）1.5×10 ８ Bq
第 1 6 回 定 検 （ 平 成 10 年 1 月 8 日 ）1.6×10 ８ Bq
第 1 7 回 定 検 （ 平 成 11 年 4 月 4 日 ）1.7×10 ８ Bq
中間停止
（ 平 成 12 年 12 月 2 6 日 ） 1.7×10 ８ Bq
第 1 8 回 定 検 （ 平 成 13 年 3 月 26 日 ） 1.7×10 ８ Bq
第 1 9 回 定 検 （ 平 成 14 年 9 月 15 日 ） 1.5×10 ８ Bq
中間停止
（ 平 成 15 年 3 月 20 日 ） 8.9×10 ７ Bq
第 2 0 回 定 検 （ 平 成 16 年 2 月 2 日 ）1.3×10 ８ Bq
第 2 1 回 定 検 （ 平 成 17 年 4 月 24 日 ） 1.5×10 ８ Bq
第 2 2 回 定 検 （ 平 成 18 年 11 月 2 0 日 ） 8.9×10 ７ Bq
（ 平 成 19 年 3 月 17 日 ） 1.1×10 ８ Bq
第 2 3 回 定 検 （ 平 成 20 年 3 月 19 日 ） 1.2×10 ８ Bq
中間停止
（ 平 成 21 年 7 月 21 日 ） 1.2×10 ８ Bq
第 2 4 回 定 検 （ 平 成 21 年 9 月 9 日 ）1.2×10 ８ Bq
中間停止
（ 平 成 22 年 6 月 28 日 ） 9.7×10 ７ Bq
第 25 回 定 検−（ ※ 1Ci ＝ 3.7×10 １ ０ B q）

添付 2.7.2-107

別紙 11「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」と「インターフェイスシステムＬＯＣＡ」の非居住区域境界及び敷地境界線量評価の条件の差について「ＬＯＣＡ時注水機能喪」では，格納容器ベント時の非居住区域境界及び敷地境界の実効線量を評価しているのに対し，「 インターフェイスシステムＬＯＣＡ」（以下「ＩＳＬＯＣＡ」という。）では破断口からの流出及び格納容器からの漏えいによって原子炉建屋原子炉棟に放出された核分裂生成物がブローアウ
トパネル等から大気に放出された場合の非居住区域境界及び敷地境界の実効線量を評価している。
両者の放出経路の違いについて別第 11-1 表に，評価条件の差異について別第11-2 表に示す。

添付 2.7.2-108

別 第 11-1 表

放出経路の違いについて

ＬＯＣＡ時注水機能喪失

逃がし安全弁を介した格納容器への移行

原子炉圧力容器
気相部への移行

ＩＳＬＯＣＡ

耐圧強化ベント系を用いた
排気筒放出

ブローアウトパネル等からの放出（地上放出として評価）

逃がし安全弁を介した格納容器への移行

原子炉建屋

原子炉建屋

耐圧強化
ベント系

添付 2.7.2-109

破断口を介した
原子炉建屋への漏えい

原 子 炉 冷 却 材 中 FP
（初期存在量）原 子 炉 冷 却 材 中 FP
（初期存在量）追 加 放 出 分 FP

追 加 放 出 分 FP

サプレッション・プ
ール

サプレッション・プ
ール

格納容器から
原子炉建屋への漏えい

原子炉建屋
気相部への移行
サプレッション・プールのスクラビング

別第 11-2 表

評価条件の差異について（1／2）
主要解析条件項目

原子炉運転日数（日）ＬＯＣＡ時
注水機能喪失2,000

ＩＳＬＯＣＡ2,000

追加放出量（Ｉ−131）（Bq）

2.2×10 １ ４

3.7×10 １ ２

冷却材中濃度（Ｉ−131）（Bq／g）

4.6×10 ３

1.5×10 ２

よう素：2
よう素以外：−

2−0.1

主 蒸 気中 へ の 移 行 割 合 （ハ ロ ゲ ン）（％）
主蒸気中への移行割合（ハロゲン以外）（％）
燃料棒から追加放出されるよう素の割合（％）

無期よう素：96
有機よう素：4

無期よう素：96
有機よう素：4
無期よう素，
ハロゲン等：100
有機よう素：99.958

逃がし安全弁からサプレッショ
ン・チェンバへの移行率（％）

100

破断口から原子炉建屋原子炉棟への移行率（％）−

サプレッション・チェンバのプール
水でのスクラビング等による除去
係数

考慮しない

10

2

同左

−

11

−

4

逃がし安全弁からサプレッショ
ン・チェンバへ移行した放射性物質の気相部への移行割合
破断口から原子炉建屋原子炉棟へ移行した冷却材中の放射性物質の気相部への移行割合（％）
破断口から原子炉建屋原子炉棟へ移行した追加放出される放射性物
質の冷却材から気相への移行割合（％）

無期よう素，
ハロゲン等：100
有機よう素：0.042

添付 2.7.2-110

差異の理由−
隔離 弁 の誤 開放 等 によ る 加圧 事
象発 生 時に も， 構 造健 全 性評 価を実 施 した 結果 ， 構造 健 全性 が維持 さ れる こと か ら， Ｉ ＳＬ ＯＣＡ の 追加 放出 量 には 実 績ベ ースの 値 を用 いて 現 実的 な 放出 量を設定している。
隔離 弁 の誤 開放 等 によ る 加圧 事
象発 生 時に も， 構 造健 全 性評 価を実 施 した 結果 ， 構造 健 全性 が維持 さ れる こと か ら， Ｉ ＳＬ ＯＣＡ の 冷却 材中 濃 度に は 実績 ベース の 値を 用い て 現実 的 な放 出量を設定している。
ＬＯ Ｃ Ａ時 注水 機 能喪 失 では ，よう 素 以外 のハ ロ ゲン 等 の核 種
は実 効 線量 に対 す る寄 与 割合 が小さいため考慮していない。
−
ＩＳ Ｌ ＯＣ Ａで は ，破 断 口か ら
原子 炉 建屋 原子 炉 棟へ の 放出 経
路を 考 慮し てい る ため ， 逃が し
安全 弁 から の移 行 率は 原 子炉 建
屋原子炉棟への移行率分だけ100％より小さくなる。
なお ， 無機 よう 素 ，ハ ロ ゲン 等
は保 守 的に 原子 炉 建屋 原 子炉 棟とサ プ レッ ショ ン ・チ ェ ンバ とも に 100％移 行 する も のと し ている。
ＬＯ Ｃ Ａ時 注水 機 能喪 失 では ，
核分裂生成物がサプレッショ
ン・ チ ェン バを 介 さず に 破断 口を介 し て原 子炉 圧 力容 器 から ド
ライ ウ ェル へ移 行 し， そ のま ま
ドラ イ ウェ ルベ ン トに よ り大 気に放 出 され る経 路 が存 在 する ことを 考 慮し て， 保 守的 に スク ラ
ビン グ によ る除 染 を考 慮 して いない。
−
ＩＳ Ｌ ＯＣ Ａで は ，破 断 口か ら
原子 炉 建屋 原子 炉 棟へ の 放出 経
路を 考 慮し てお り ，原 子 炉建 屋に放 出 され た原 子 炉冷 却 材は 減
圧沸 騰 によ り気 相 に移 行 する ことを想定している。

別第 11-2 表

評価条件の差異について（2／2）
主要解析条件項

目

格納容器からの漏えい率（％／d）

大気拡散条件χ／Ｑ（s／m３ ）
Ｄ／Ｑ
（Gy／Bq）

ＬＯＣＡ時
注水機能喪失ＩＳＬＯＣＡ

考慮しない

0.5

2.0×10 − ６（排気筒放出）2.9×10 − ５(地上放出)

8.1×10 − ２ ０（排気筒放出）4.0×10 − １ ９(地上放出)

添付 2.7.2-111

差異の理由
ＬＯ Ｃ Ａ時 注水 機 能喪 失 では ，格納 容 器か ら原 子 炉建 屋 原子 炉
棟に 移 行し た放 射 性物 質 によ る
実効 線 量の 寄与 割 合が 小 さい た
め，考慮していない。
放出 経 路を 考慮 し て， Ｌ ＯＣ Ａ
時注 水 機能 喪失 で は， 耐 圧強 化
ベン ト 系に よる 排 気筒 放 出を 考
慮している。

添付資料 2.7.3
インターフェイスシステムＬＯＣＡ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

イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム Ｌ Ｏ Ｃ Ａ（ 以 下「 Ｉ Ｓ Ｌ Ｏ Ｃ Ａ 」と い う 。）
時の格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度は，設計基準事故「原子 炉 格 納 容 器 内 圧 力 ，雰 囲 気 等 の 異 常 な 変 化 」の「 原 子 炉 冷 却 材 喪 失 」（ 以 下 「 Ｌ Ｏ Ｃ Ａ （ Ｄ Ｂ Ａ ）」 と い う 。） の 解 析 結 果 を 参 考 に 評 価 項 目
で あ る 最 高 使 用 圧 力 の 2 倍 （ 0.62MPa[gage]） 及 び 200℃ を 下 回 る と しており，以下のとおり代表性を確認している。

(1)

格納容器内に蓄積する熱量について
格納容器内に蓄積する熱量（ＱＰＣＶ）は，崩壊熱（Ｑｄ），格納

容 器 内 の 液 相 部 の 初 期 熱 量（ Ｑ ｗ ）及 び 格 納 容 器 気 相 部 の 初 期 熱 量（ Ｑ ｇ ）の 合 計 の 熱 量 か ら 残 留 熱 除 去 系 に よ る 格 納 容 器 か ら の 除 熱量（ＱＲＨＲ）及び格納容器外に流出する熱量（Ｑｅ）を引いた熱量となる。熱移行の概要図を第 1 図に示す。
よって，ＩＳＬＯＣＡ及びＬＯＣＡ（ＤＢＡ）における格納容
器内に蓄積する熱量ＱＰＣＶは，それぞれ以下のとおり表される。
・ＩＳＬＯＣＡ：ＱＰＣＶ＝Ｑｄ＋Ｑｗ＋Ｑｇ−ＱＲＨＲ−Ｑｅ

・ＬＯＣＡ（ＤＢＡ）：ＱＰＣＶ＝Ｑｄ＋Ｑｗ＋Ｑｇ−ＱＲＨＲ(2)

ＩＳＬＯＣＡとＬＯＣＡ（ＤＢＡ）の熱量比較
ＩＳＬＯＣＡとＬＯＣＡ（ＤＢＡ）の解析条件等を比較すること で ， (1)で 設 定 し た 各 熱 量 の 大 小 関 係 を 比 較 し ， Ｉ Ｓ Ｌ Ｏ Ｃ Ａ の添付 2.7.3-1

格納容器圧力及び雰囲気温度の評価がＬＯＣＡ（ＤＢＡ）の評価に包含されることを以下に示す。ＩＳＬＯＣＡとＬＯＣＡ（ＤＢＡ）の解析条件を第１表に示す。
【入熱量】①

崩壊熱（Ｑｄ）
Ｌ Ｏ Ｃ Ａ（ Ｄ Ｂ Ａ ）で は ，原 子 炉 熱 出 力 と し て 105％ 出 力 を 想 定
しており，また崩壊熱評価には保守的なＭａｙ−Ｗｉｔｔの式を使 用 し て い る こ と か ら ，Ｑ ｄ は Ｌ Ｏ Ｃ Ａ（ Ｄ Ｂ Ａ ）の 方 が 大 き く なる。

②

格納容器内の液相部及び気相部の初期熱量（Ｑｗ及びＱｇ）
ドライウェル雰囲気温度の初期条件はＩＳＬＯＣＡ及びＬＯＣ
Ａ（ＤＢＡ）で同じである。サプレッション・プール水温度はＬ
ＯＣＡ（ＤＢＡ）の方が若干高めの設定となっている。よって，
Ｑ ｗ 及 び Ｑ ｇ の 合 計 値 は Ｌ Ｏ Ｃ Ａ（ Ｄ Ｂ Ａ ）の 方 が 若 干 大 き く な る 。

【除熱量】
③

格納容器外に流出する熱量（Ｑｅ）
ＩＳＬＯＣＡ時に格納容器外に流出する熱量は，原子炉減圧操
作 を 実 施 す る 事 象 発 生 の 15 分 後 ま で に 格 納 容 器 外 へ 流 出 す る 冷 却
材 量 （ 50m ３ ： Ｓ Ａ Ｆ Ｅ Ｒ 解 析 結 果 よ り ） 及 び 冷 却 材 温 度 （ 288℃ ）か ら 概 算 す る と 約 60GJ と な る 。 Ｌ Ｏ Ｃ Ａ （ Ｄ Ｂ Ａ ） は 格 納 容 器 外に 流 出 す る 熱 量 が な い た め ， Ｑ ｅ は Ｉ Ｓ Ｌ Ｏ Ｃ Ａ の 方 が 約 60GJ 大
きくなる。

④

残留熱除去系による格納容器からの除熱量（ＱＲＨＲ）
Ｌ Ｏ Ｃ Ａ （ Ｄ Ｂ Ａ ） で は ， 事 象 発 生 の 15 分 後 か ら 残 留 熱 除 去 系
による格納容器除熱に期待している。仮にＩＳＬＯＣＡでは格納
添付 2.7.3-2

容 器 除 熱 の 開 始 が Ｌ Ｏ Ｃ Ａ よ り も 10 分 遅 れ た と し て も ， そ の 間 の
除 熱 量 の 減 少 分 は 約 26GJ と な る （ 保 守 的 に 除 熱 量 が 大 き く な る よう に ，サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル 水 温 度 100℃ に お け る 残 留 熱 除 去 系の 除 熱 量 43MW を 想 定 ）。 よ っ て ， Ｉ Ｓ Ｌ Ｏ Ｃ Ａ に お け る 残 留 熱 除
去 系 に よ る 格 納 容 器 除 熱 操 作 の 開 始 を 事 象 発 生 の 25 分 後 と し た 場
合 に は ，Ｑ Ｒ Ｈ Ｒ は Ｌ Ｏ Ｃ Ａ（ Ｄ Ｂ Ａ ）の 方 が 約 26GJ 大 き く な る が ，
有 効 性 評 価 に お い て は ， 事 象 発 生 の 21 分 後 ま で に 操 作 が 開 始 で きることを確認している。

(3)

まとめ
ＬＯＣＡ（ＤＢＡ）における格納容器への入熱量はＩＳＬＯＣ

Ａと比較して大きく，また除熱量については，仮にＩＳＬＯＣＡ
における残留熱除去系による格納容器除熱操作の開始を事象発生の 25 分 後 と し た 場 合 で も ， Ｉ Ｓ Ｌ Ｏ Ｃ Ａ 時 の 格 納 容 器 外 に 流 出 す
る熱量の方が大きくなる。
以上により，ＬＯＣＡ（ＤＢＡ）における格納容器への熱負荷
はＩＳＬＯＣＡより大きく，ＩＳＬＯＣＡ時の格納容器バウンダ
リにかかる圧力及び温度はＬＯＣＡ（ＤＢＡ）の評価結果に包含されるものと考えられる。
なお，ＬＯＣＡ（ＤＢＡ）の格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度は破断流が液相流から二相流となるブローダウンエネル
ギが減少した時点で発生する。

添付 2.7.3-3

【ＩＳＬＯＣＡ】

崩壊熱Ｑｄ

格納容器外に流出する熱量Ｑｅ

格納容器気相部の初期熱量Ｑｇ

残留熱除去系による格納容器からの除熱量Ｑｒ

サプレッション・プ
格ー納ル容 器 内 の 液 相 部 の初期熱量Ｑｗ【 Ｌ Ｏ Ｃ Ａ （ Ｄ Ｂ Ａ ）】崩壊熱Ｑｄ

格納容器気相部の初期熱量Ｑｇ

残留熱除去系による格納容器からの除熱量Ｑｒ

サプレッション・プ
格ー納ル容 器 内 の 液 相 部 の初期熱量Ｑｗ

第 1図

熱移行の概要図

添付 2.7.3-4

第 1表
項

ＩＳＬＯＣＡとＬＯＣＡ（ＤＢＡ）の解析条件の比較
目

原子炉熱出力原子炉停止後の崩壊熱

初期条件

格納容器圧力ドライウェル雰囲気温度
格納容器体積（ドライウェル）格納容器体積（ウェットウェル）サプレッション・プール
水位
サプレッション・プール
水温度

操作
条件

格納容器除熱ＩＳＬＯＣＡ
3,293MWt（ 100％ ）ANSI-ANS-5.1-1979（ 燃 焼 度 33GWd／ t）

ＬＯＣＡ（ＤＢＡ）
3,440MWt（ 約 105％ ）May-Witt の 式

57℃

約 5kPa[gage]（ 0.05kg／ cm２ g）
57℃

5,700m３

5,700m３

空 間 部 ： 4,100m３
液 相 部 ： 3,300m３
6.983m（ 通 常 水 位 − 4.7cm）

空 間 部 ： 4,100m３
液 相 部 ： 3,300m３

32℃

35℃

−

事 象 発 生 15 分 後 に
残留熱除去系（格納容器スプ
レイ冷却系）による格納容器除熱開始

5kPa[gage]

添付 2.7.3-5

通常運転水位添付資料 2.7.4
安定状態について（ 格 納 容 器 バ イ パ ス （ イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム Ｌ Ｏ Ｃ Ａ ））格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）時の安定状態については，以下のとおり。
原子炉安定停止状態：事象発生後，設計基準事故対処設備又は重大事故等対処
設備 を用 い た 炉 心 冷 却 が 維持 可 能で あ り ，ま た ，冷却 のため の設 備 が そ の 後 も 機 能維 持 でき ，か つ ，必 要な 要 員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合に安定停止状態が確立されたものとする。
格納容器安定状態 ：炉心冷却が維持された後に，設計基準事故対処設備又は重大事故等対処設備を用いた格納容器除熱により格納
容器圧力及び温度が安定又は低下傾向に転じ，また，格納容器除熱のための設備がその後も機能維持でき，かつ，必要な要員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合に安定状態が確立されたものとする。
【安定状態の確立について】
原子炉安定停止状態の確立について
事象発生の 5 時間後に現場操作により残留熱除去系の破断箇所を隔離することで漏えいが停止し，逃がし安全弁により原子炉減圧状態を維持し，低圧炉心スプレイ系を用いた原子炉注水を継続することで炉心の冷却は維持され，原子炉安定停止状態が確立される。
格納容器安定状態の確立について
残留熱除去系を用いた格納容器除熱を実施することで，格納容器安定状態が確立される。
また，重大事故等対策時に必要な要員は確保可能であり，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
【安定状態の維持について】
上記の炉心損傷防止対策を継続することにより安定状態を維持できる。
また，残留熱除去系の機能を維持し除熱を継続することで，安定状態の維持が可能となる。
（ 添 付 資 料 2.1.2 別 紙 1）

添付 2.7.4-1

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

第1表
分類

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（1／2）
重要 現象

崩壊 熱

燃料棒表面熱伝達，沸 騰遷移，気液熱 非平 衡解析モデル

崩壊熱モデル

燃料棒表面熱伝達モデル

炉心

添付 2.7.5-1

燃料 被覆 管酸化燃料 被覆 管変形

ジルコニウム−
水反応モデル

膨れ・破裂評価モデル

不確 かさ

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

入力 値に 含 ま れ る 。 最 確 条 件 を 包 絡 で き る 条 件を設 定す る こ と に よ り 崩 壊 熱 を 大 き く す る よ う
考慮してい る。
TBL，ROSA-Ⅲ の 実 験 解 析 に お い て ， 熱 伝 達 係 数を低 めに 評 価 す る 可 能 性 が あ り ， 他 の 解 析 モ デルの 不確 か さ と あ い ま っ て コ ー ド 全 体 と し て ，スプ レイ 冷 却 の な い 実 験 結 果 の 燃 料 被 覆 管 温 度に比べて最大 50℃ 程度 高 めに 評価 す る。 また ，
低圧 代替 注 水 系 に よ る 注 水 で の 燃 料 棒 冷 却 過 程にお ける 蒸 気 単 相 冷 却 又 は 噴 霧 流 冷 却 の 不 確 かさは＋20℃ 〜＋40℃ 程度 で ある 。
酸化 量及 び 酸 化 反 応 に 伴 う 発 熱 量 を よ り 大 き く
見積もる Baker-Just 式 に よる 計算 モ デル を採 用しており， 保守 的な 結果 を 与え る。

「解 析条 件 を最 確条 件と し た場 合の 運 転 員等 操作 時 間及 び評 価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析 コー ド は， 炉心 の冠 水 が維 持さ れ る 実験 解析 に おい て， 燃料
被覆 管温 度 をほ ぼ同 等に 評 価す る。 有 効 性評 価解 析 では ，お おむ
ね炉 心の 冠 水状 態が 維持 さ れて おり ， 燃 料被 覆管 の 最高 温度 は初
期値 以下 に とど まる こと か ら， 不確 か さ は小 さく ， また ，事 象初期の原子炉注水は原子炉隔離時冷却系の自動起動により確保され， 燃料 被 覆管 温度 を操 作 開始 の起 点 と する 運転 員 等操 作は ないこと から ， 運転 員等 操作 時 間に 与え る 影 響は ない 。

解析コードは，炉心の冠水が維持される実験解析において，燃料被覆管温度をほぼ同等に評価する。有効性評価解析では，おおむ
ね炉心の冠水状態が維持されており，燃料被覆管の最高温度は初期値以下にとどまることから，評価項目となるパラメータに与える影 響は な い。

解析 コー ド は， 酸化 量及 び 酸化 反応 に 伴 う発 熱量 の 評価 につ いて
保守 的な 結 果を 与え るた め ，燃 料被 覆 管 温度 を高 め に評 価す る可能性 があ る 。よ って ，実 際 の燃 料被 覆 管 温度 は低 く なる が， 事象
初期 の原 子 炉注 水は 原子 炉 隔離 時冷 却 系 の自 動起 動 によ り確 保され， 燃料 被 覆管 温度 を操 作 開始 の起 点 と する 運転 員 等操 作は ないこと から ， 運転 員等 操作 時 間に 与え る 影 響は ない 。
有効 性評 価 解析 では 炉心 の 冷却 は維 持 さ れ， 燃料 被 覆管 最高 温度
は初 期値 を 上回 るこ とが な いこ とか ら ， 燃料 被覆 管 の破 裂判 定の不確 かさ が 運転 員等 操作 に 与え る影 響 は ない 。

解析コードは，酸化量及び酸化反応に伴う発熱量の評価について保守的な結果を与えるため，燃料被覆管温度を高く評価すること
から ，評 価 項目 とな るパ ラ メー タに 対 す る余 裕は 大 きく なる 。

膨れ ・破 裂 は ， 燃 料 被 覆 管 温 度 と 円 周 方 向 応 力に基 づい て 評 価 さ れ ， 燃 料 被 覆 管 温 度 は 上 述 のよう に高 め に 評 価 さ れ ， 円 周 方 向 応 力 は 燃 焼 期
間中 の変 化 を 考 慮 し て 燃 料 棒 内 圧 を 大 き く 設 定
し保 守的 に 評 価 し て い る 。 し た が っ て ， ベ ス ト
フィ ット 曲 線 を 用 い る 場 合 も 破 裂 の 判 定 は お お
むね保守的 とな る。

有効性評価解析では炉心の冷却は維持され，燃料被覆管最高温度
は初期値を上回ることがないことから，燃料被覆管の破裂判定の不確 かさ が 評価 項目 とな る パラ メー タ に 与え る影 響 はな い。

添付資料 2.7.5

第1表
分類

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（2／2）
重要現象

炉心

沸騰・ボイド率変化，気液分離（水位変化）・対向流，
三次元効果

原子炉圧力容器

添付 2.7.5-2

沸騰・凝縮・ボイ
ド率変化，気液分
離（水位変化）・
対向流

解析モデル

二相流体の流動モデル

二相流体の流動モデル

冷却材放出（臨界流・差圧流）

臨界流モデルECCS 注 水 （ 給 水系・代替注水系含む。）

原子炉注水系モデル

不確 かさ

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

TBL，ROSA-Ⅲ，FIST-ABWR の 実験 解析 にお いて ，
二相水位変 化は ，解 析結 果 に重 畳す る 水 位振 動成分を除い て， 実験 結果 と 概ね 同等 の 結 果が 得られている 。低 圧代 替注 水 系の 注水 に よ る燃 料
棒冷却（蒸 気単 相冷 却又 は 噴霧 流冷 却 ） の不 確
かさは＋20℃〜 ＋40℃程 度 であ る。
また，原子炉 圧 力の 評価 に おい て，ROSA-Ⅲで は，
2MPa より低 い圧 力 で系 統的 に 圧力 低下 を 早め に予測 する 傾 向 を 呈 し て お り ， 解 析 上 ， 低 圧 炉 心
スプ レイ 系 の 注 水 開 始 タ イ ミ ン グ を 早 め る 可 能性が 示さ れ る 。 し か し ， 実 験 で 圧 力 低 下 が 遅 れた理 由は ， 水 面 上 に 露 出 し た 上 部 支 持 格 子 等 の構造 材の 温 度 が 燃 料 被 覆 管 か ら の 輻 射 や 過 熱 蒸
気により上 昇し ，LPCS スプ レ イの 液滴 で 冷却 された 際に 蒸 気 が 発 生 し た た め で あ り ， 炉 心 冷 却
が維 持さ れ ， 燃 料 被 覆 管 が 高 温 に な ら な い 事 故
シー ケン ス で は 考 慮 す る 必 要 の な い 不 確 か さ である。
下部 プレ ナ ム の 二 相 水 位 を 除 き ， ダ ウ ン カ マ の
二相 水位 （ シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 ） に 関 す る 不 確 かさを 取り 扱 う 。 シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 に つ い て は ，
燃料 被覆 管 温 度 及 び 運 転 員 操 作 の ど ち ら に 対 しても 二相 水 位 及 び こ れ を 決 定 す る 二 相 流 動 モ デルの 妥当 性 の 有 無 は 重 要 で な く ， 質 量 及 び 水 頭のバ ラン ス だ け で 定 ま る コ ラ プ ス ト 水 位 が 取 り
扱え れば 十 分 で あ る 。 こ の た め ， 特 段 の 不 確 かさを考慮す る必 要は ない 。
TBL，ROSA-Ⅲ，FIST-ABWR の 実験 解析 にお いて ，
圧力 変化 は 実 験 結 果 と お お む ね 同 等 の 解 析 結 果が得 られ て お り ， 臨 界 流 モ デ ル に 関 し て 特 段 の不確かさを 考慮 する 必要 は ない 。

運転 操 作は シュ ラ ウド 外 水位 （原 子 炉水 位計 ） に基 づく 操 作で あるこ と から ，運 転 員等 操 作時 間に 与 える 影響 は 原子 炉圧 力 容器 の分類 にて 示 す。

解析コードは，燃料被覆管温度に対して，解析結果に重畳する水位 振 動 に 伴 う 燃 料 棒 冷 却 の 不 確 か さ の 影 響 を 考 慮 す る と 20℃ 〜
40℃ 程 度 低 め に 評 価 す る 可 能 性 が あ る が ， 有 効 性 評 価 解 析 で は 低
圧炉心スプレイ系等の注水に伴うボイド率上昇による一時的な原子炉水位の低下を除き炉心の冠水は維持されるため，炉心露出後の再冠水過程で現れる解析結果に重畳する水位振動成分や燃料被覆管が高温となり輻射等により構造材温度が上昇した場合に現れる LPCS 注水 に 伴う 原子 炉 圧力 低下 の 鈍化 を考 慮す る 必要 がな いことか ら， 評 価項 目と なる パ ラメ ータ に 与 える 影響 は ない 。

解析 コ ード は， ダ ウン カ マ部 の二 相 水位 変化 を 適切 に評 価 する ことか ら， 運 転員 等操 作時 間 に与 える 影 響 は小 さい 。

解析コードは，ダウンカマ部の二相水位変化を適切に評価することか ら， 評 価項 目と なる パ ラメ ータ に 与 える 影響 は 小さ い。

解析 コ ード は， 原 子炉 圧 力変 化を 適 切に 評価 す るこ とか ら ，運 転員等 操作 時 間に 与え る影 響 は小 さい 。
破断 口 及び 逃が し 安全 弁 から の流 出 は， 圧力 容 器ノ ズル 又 はノ ズ
ルに 接 続す る配 管 を通 過 し， 平衡 均 質流 に達 す るの に十 分 な長 さであ る こと から ， 管入 口 付近 の非 平 衡の 影響 は 無視 でき る と考 えられ ，平 衡 均質 臨界 流モ デ ルを 適用 可 能 であ る。
「解 析 条件 を最 確 条件 と した 場合 の 運転 員等 操 作時 間及 び 評価 項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

解析コードは，原子炉圧力変化を適切に評価することから，評価
項目 とな る パラ メー タに 与 える 影響 は 小 さい 。
破断口及び逃がし安全弁からの流出は，圧力容器ノズル又はノズ
ルに接続する配管を通過し，平衡均質流に達するのに十分な長さであることから，管入口付近の非平衡の影響は無視できると考えられ ，平 衡 均質 臨界 流モ デ ルを 適用 可 能 であ る。
「解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項
目と なる パ ラメ ータ に与 え る影 響」 に て 確認 。

入力値に含 まれ る。
各系 統の 設 計 条 件 に 基 づ く 原 子 炉 圧 力 と 注 水 流
量の 関係 を 使 用 し て お り ， 実 機 設 備 仕 様 に 対 して注 水流 量 を 少 な め に 与 え ， 燃 料 被 覆 管 温 度 を高めに評価 する 。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（1／4）
解析条件の不確かさ

項目

条件 設定 の 考え 方
解析条件

最確 条件

原子炉熱出力3,293MW

約 3,279MW〜
約 3,293MW（実 績値 ）

原子炉圧力(圧力容器ドーム部)

6.93MPa[gage]

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

定格 熱出 力 を設 定

定格 圧力 を 設定

通常 運転 水 位を 設定

原子炉水位

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 ）

48,300t／h（定格流量（100％流量））

定格流量の約 86％〜約 104％（実績値）

定格 流量 を 設定
初期条件

添付 2.7.5-3

通常運転水位（セパレータスカー
ト下端から＋126cm）

炉心流量

燃

料

燃料棒最大
線出力密度

原子炉停止後の
崩壊熱

９×９燃料
(Ａ型)

44.0kW／m

ANSI/ANS-5.1-1979
燃焼度 33GWd／t

装荷 炉心 ご と約 33 kW／ m〜
約 41kW／m（実 績値 ）

燃焼 度
33GWd／t 以下（実 績値 ）

９ ×９ 燃 料 (Ａ 型 )と ９ ×９ 燃 料 (Ｂ型 )は ， 熱 水 力 的 な 特 性 は ほ ぼ 同等
であ り，その 他の 核 的特 性等 の 違い
は燃料棒最大線出力密度の保守性に包 含さ れ るこ とか ら，代表 的 に９×９燃 料(Ａ 型)を 設 定
初期の燃料棒線出力密度が大きい
方が燃料被覆管温度に対して厳しい設 定と な るた め，保安 規定 の 運転
上の 制限 に おけ る上 限値 を 設定

崩壊 熱が 大 きい 方が ，原 子炉 水 位低
下の 観点 で 厳し い設 定と な るた め，
崩壊熱が大きくなる燃焼度の高い条件 とし て ，1 サ イ クル の運 転 期間
(13 ヶ 月)に 調 整 運 転 期 間 (1 ヶ 月)を考慮した運転期間に対応する燃焼度 を設 定（ 通常 運 転時 にお い てサ
イクル末期の炉心平均燃焼度が33GWd／t 以 下 と な る よ う 燃 料 を 配置す 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

最 確 条 件 と し た 場 合 には 最 大 線 出 力 密 度 及 び 原 子 炉 停止
後 の 崩 壊 熱 が 緩 和 さ れる 。 最 確 条 件 と し た 場 合 の 運 転員
等 操 作 時 間 及 び 評 価 項目 と な る パ ラ メ ー タ に 与 え る 影響
は ， 最 大 線 出 力 密 度 及び 原 子 炉 停 止 後 の 崩 壊 熱 に て 説明する 。
最 確 条 件 と し た 場 合 には ， ゆ ら ぎ に よ り 解 析 条 件 に 対して 変 動 を 与 え う る が ，事 象 初 期 に お い て 主 蒸 気 隔 離 弁が閉 止 し ， 原 子 炉 圧 力 は逃 が し 安 全 弁 に よ り 制 御 さ れ るた
め 事 象 進 展 に 及 ぼ す 影響 は 小 さ 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 ， ゆ ら ぎ に よ り 解 析 条 件 に 対して 変 動 を 与 え う る が ，ゆ ら ぎ の 幅 は 事 象 発 生 後 の 水 位低
下 量 に 対 し て 非 常 に 小さ い 。 例 え ば ， 解 析 条 件 で 設 定した 通 常 運 転 水 位 か ら 原子 炉 隔 離 時 冷 却 系 等 の 自 動 起 動信号 が 発 信 す る 原 子 炉 水位 異 常 低 下 （ レ ベ ル ２ ） ま で の原子 炉 水 位 の 低 下 量 は約 2m で あ る の に 対 し て ゆ ら ぎ による 水 位 低 下 量 は約 40mm で あ り 非 常 に 小 さ い 。 し た がって ， 事 象 進 展 に 及 ぼ す影 響 は 小 さ 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 ， 炉 心 流 量 の 運 転 範 囲 に お いて解 析 条 件 か ら 変 動 し うる が ， 事 象 初 期 に お い て 原 子 炉がス ク ラ ム す る と と も に， 再 循 環 系 ポ ン プ が ト リ ッ プ する
た め ， 初 期 炉 心 流 量 が事 象 進 展 に 及 ぼ す 影 響 は 小 さ 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 (Ａ 型 )及 び ９ ×９
燃 料 (Ｂ 型 )の 混 在 炉 心 又 は それ ぞ れ 型 式 の 単 独 炉 心 となる 場 合 が あ る が ， 両 型式 の 燃 料 の 特 性 は ほ ぼ 同 等 で ある
こ と か ら ， 事 象 進 展 に及 ぼ す 影 響 は 小 さ 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最大線出力密度及び原子炉停止
後の 崩壊 熱 が緩 和さ れる 。最確 条件 と した 場合 の運 転 員等
操作 時間 及 び評 価項 目と な るパ ラメ ー タ に与 える 影 響は ，
最大 線出 力 密度 及び 原子 炉 停止 後の 崩 壊 熱に て説 明 する 。

最 確 条 件 は 解 析 条 件 で設 定 し て い る 燃 料 棒 線 出 力 密 度より も 小 さ く な る 。 こ のた め ， 燃 料 被 覆 管 温 度 上 昇 が 緩和
さ れ る が ， 事 象 初 期 の原 子 炉 注 水 は 原 子 炉 隔 離 時 冷 却系の 自 動 起 動 に よ り 確 保さ れ ， 燃 料 被 覆 管 温 度 を 操 作 開始の 起 点 と す る 運 転 員 等操 作 は な い こ と か ら ， 運 転 員 等操
作時 間に 与 える 影響 はな い 。
最 確 条 件 は 解 析 条 件 で設 定 し て い る 崩 壊 熱 と 同 等 以 下となる 。燃 焼度 33GWd／t の 場 合は ，解 析条 件と 最確 条 件は同 等 で あ る こ と か ら ，運 転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響はない 。ま た，燃焼 度 33GWd／t 未 満の 場 合 は，原子 炉か ら
サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ール に 流 出 す る 蒸 気 量 が 減 少 す ること で ， 原 子 炉 水 位 の 低下 は 遅 く な る が ， 事 象 初 期 の 原子
炉 注 水 は 原 子 炉 隔 離 時冷 却 系 の 自 動 起 動 に よ り 確 保 され
るこ とか ら 運転 員等 操作 時 間に 与え る 影 響は ない 。

最確 条件 と した 場合 には ，ゆら ぎに よ り解 析条 件に 対 して変動 を与 え うる が，事象 初 期に おい て 主蒸 気隔 離弁 が 閉止
し，原子 炉圧 力 は逃 がし 安 全弁 によ り 制 御さ れる た め，事
象進 展に 及 ぼす 影響 は小 さ 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 には ，ゆら ぎに よ り解 析条 件に 対 して変動 を与 え うる が，ゆら ぎ の幅 は事 象 発生 後の 水位 低 下量に対 して 非 常に 小さ い。例 えば ，解 析 条件 で設 定し た 通常
運転水位から原子炉隔離時冷却系等の自動起動信号が発信す る原 子 炉水 位異 常低 下（レ ベル ２ ）ま での 原子 炉 水位の低 下量 は 約 2m で ある の に対 して ゆ らぎ によ る水 位 低下
量は 約 40mm で あり 非常 に 小さ い。 し たが って ，事 象 進展に及 ぼす 影 響は 小さ 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 には ，炉心 流量 の 運転 範囲 にお い て解析条 件か ら 変動 しう るが ，事象 初期 に おい て原 子炉 が スク
ラム する と とも に， 再循 環 系ポ ンプ が ト リッ プす る ため ，
初期 炉心 流 量が 事象 進展 に 及ぼ す影 響 は 小さ 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 には ，９×９ 燃料 (Ａ 型)及 び ９×９燃
料 (Ｂ 型 )の 混 在 炉 心 又 は そ れ ぞ れ 型 式 の 単 独 炉 心 と な る
場合 があ る が，両型 式の 燃 料の 特性 は ほぼ 同等 であ る ことから ，炉 心冷 却 性に 大き な 差は なく ，評価 項目 とな る パラ
メー タに 与 える 影響 は小 さ い。
最確条件は解析条件で設定している燃料棒線出力密度よりも 小さ く なる 。こ のた め ，燃 料被 覆 管温 度上 昇が 緩 和される こと か ら，評価 項目 と なる パラ メ ータ に対 する 余 裕は
大き くな る 。

最確条件は解析条件で設定している崩壊熱と同等以下となる 。燃 焼 度 33GWd／t の 場合 は， 解 析条 件と 最確 条 件は同等 であ る こと から ，運 転 員等 操作 時 間に 与え る影 響 はな
い。 また ， 燃焼 度 33GWd／ t 未 満の 場 合は ，燃 料か ら の発
熱が 小さ く なり ，原 子炉 か らサ プレ ッ シ ョン・プ ール に 流出す る蒸 気 量が 減少 する こ とで ，原 子 炉水 位の 低下 は 緩和
され るこ と から ，評 価項 目 とな るパ ラ メー タに 対す る 余裕
は大 きく な る。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（2／4）
解析条件の不確かさ

項

目
解析条件

初期条件

外部水源の容量

約 9,300m ３

燃料の容量

約 1,010kL

起因事象

事故条件

添付 2.7.5-4

安全機能の喪失に対する仮定外部電源

約 9,300m ３ 以 上（西側淡 水 貯水 設備＋代 替淡 水 貯槽 ）
約 1,010kL 以上（軽油貯 蔵 タン ク＋
可搬型設 備 用軽 油タ
ンク ）残留熱除去系Ｂ系の熱交換器フランジ部に約 21cm ２ の破断面積を想定−

残留熱除去系Ｂ系の機能喪失−

高圧炉心スプレイ系
及び残留熱除去系Ｃ系の機能喪失−外部電源なし条件 設定 の 考え 方

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

西側淡水貯水設備及び代替淡水貯槽の 管理 下 限値 を設 定

管理 値下 限 の容 量と して 事 象発 生か ら 7 日間 後ま で に必
要な容量を備えており，水源は枯渇しないことから運転
員等 操作 時 間に 与え る影 響 はな い。
管理 値下 限 の容 量と して 事 象発 生か ら 7 日間 後ま で に必
要な容量を備えており，燃料は枯渇しないことから運転
員等 操作 時 間に 与え る影 響 はな い。

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

最確 条件

−

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

残留熱除去系の構造健全性評価の結果 ，Ｉ ＳＬ Ｏ ＣＡ によ り 系統 が加圧された場合でも低圧設計部に破損が発生しないことを確認したため，加圧 範囲 の うち 最も 大 きな シー
ル構造である熱交換器フランジ部に対 して ，保 守 的に 弁開 放 直後 の圧
力ピ ーク 値（8.2MPa［gage］）及び
原 子 炉 冷 却 材 温 度 （288℃ ） が 同時に継 続的 に 負荷 され ，か つ ，ガ スケ
ットに期待しないことを想定した
場合 の破 断 面積 を設 定
本重要事故シーケンスの前提条件とし て設 定残留熱除去系Ｂ系が設置されている原子炉建屋西側は原子炉冷却材の原子炉建屋への漏えいにより高温多 湿と な るた め，保守 的 に同 じ原子炉建屋西側に設置されている高圧炉心スプレイ系及び残留熱除去
系Ｃ系は事象発生と同時に機能喪失す るも の とし て設 定
給復 水系 が 停止 する こと で ，原 子炉
水位 の低 下 が早 くな るこ と から ，炉心の冷却の観点で厳しくなる外部
電源 なし を 設定 。ま た，原 子炉 スク
ラムまで炉心の冷却の観点で厳し
くな り，外部 電 源が ある 場 合を 包含する条件として，原子炉スクラム
は，原 子 炉水 位低（レ ベル ３）信号にて 発生 し，再 循環 系ポ ン プト リッ
プが原子炉水位異常低下（レベル２） 信号 に て発 生す るも の とす る−−

構造 健全 性 評価 にお いて ， 許容 値に 対 す る裕 度が 最 も低い残 留熱 除 去系 熱交 換器 バ イパ ス弁 の 弁 耐圧 部の 接 合部にお ける 漏 えい を想 定す る 場合 ，漏 え い 場所 は同 じ 熱交
換器 室と な り， 破断 面積 は 熱交 換器 フ ラ ンジ 部と 比 較して小 さく な るた め， 事象 進 展は 熱交 換 器 フラ ンジ 部 に漏
えい を想 定 した 場合 に包 含 され る。 こ の ため ，運 転 員等
操作 に与 え る影 響は ない 。

構造 健全 性 評価 にお いて ，許 容値 に 対す る 裕度 が最 も 低い
残留 熱除 去 系熱 交換 器バ イ パス 弁の 弁 耐 圧部 の接 合 部に
おけ る漏 え いを 想定 する 場 合，漏 え い場 所 は同 じ熱 交 換器室と なり，破 断面 積は 熱 交換 器フ ラ ンジ 部 と比 較し て 小さ
くな るた め，事象 進展 は 熱交 換器 フ ラン ジ 部に 漏え い を想定し た場 合 に包 含さ れる 。こ の ため ，評 価 項目 とな る パラ
メー タに 対 する 余裕 は大 き くな る。

−

−

−

−

給復水系が停止することで，原子炉水位の低下を厳しくする条件として外部電源なしを想定するとともに，原子炉スクラム及び再循環系ポンプトリップについては，外部電源がある場合を包含する条件を設定している。外部電源がある場合には，給復水系による原子炉注水が維持され るこ と から ，運転 員等 操 作時 間に 与え る影 響は な い。

給復 水系 が 停止 する こと で，原子 炉 水位 の 低下 を厳 し くす
る条 件と し て外 部電 源な し を想 定す る と とも に，原 子 炉ス
クラ ム及 び 再循 環系 ポン プ トリ ップ に つ いて は，外 部 電源
があ る場 合 を包 含す る条 件 を設 定し て い る。外 部電 源 がある場 合に は，給復 水系 に よる 原子 炉 注水 が 維持 され る ことから，評価 項 目と なる パ ラメ ータ に 対す る 余裕 は大 き くな
る。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（3／4）
解析条件の不確かさ

項目

原子 炉ス クラム

主蒸 気隔 離弁
ＡＴ ＷＳ 緩 和設備（代 替原 子 炉再循環系ポ ンプ ト リップ機
能）
重大事故等対策に関連する機器条件

添付 2.7.5-5

逃が し安 全弁

原子 炉隔 離 時冷却系

条件 設定 の 考え 方
解析条件

最確 条件

原子炉水位低(レベル３)信号（遅れ時間 1.05 秒）
原子炉水位異常低下（レベル２）信号で閉止

原子 炉水 位 低
(レベ ル ３)信号（遅れ時 間 1.05 秒 ）原子炉水 位 異常 低下（レ ベル ２ ）信 号
で閉 止

原子炉水位異常低下（レベル２）信号で全台トリップ

原子炉水 位 異常 低下（レ ベル ２ ）信 号
で全 台ト リ ップ

（原子炉圧力制御時）（原子炉 圧 力制 御時 ）安全弁機能
安全弁機 能7.79MPa[gage]〜
7.79MPa[gage]〜
8.31MPa[gage]
8.31MPa[gage]385.2t／h（1 個当たり）385.2t／ h（1 個 当 たり ）〜〜410.6t／ h（1 個当 た り）
410.6t／h（1 個当たり）（設 計値 ）

（原子炉手動減圧操
作時）
逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個を開放することによる原子炉
減圧
原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて自動起動
・注水流量：
136.7m ３ ／h
・注水圧力：
1.04MPa[gage]〜
7.86MPa[gage]（原子炉 手 動減 圧操
作時）
逃がし安 全 弁（ 自動 減圧機能） 7 個を 開放 す
ることによる原子炉
減圧
原子炉水位異常低下（レベル ２ ）信 号に て
自動起動
・注水流 量 ：136.7m ３ ／h
・注水圧 力 ：1.04MPa[gage]〜
7.86MPa[gage]

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

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
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 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
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 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
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

解析 条件 と 最確 条件 は同 様 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
解析 条件 と 最確 条件 は同 様 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
解析 条件 と 最確 条件 は同 様 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

設計 値を 設 定
なお，安全 弁 機能 は逃 が し弁 機能 に比べて原子炉圧力が高めに維持され，原 子炉 減 圧操 作時 に 原子 炉圧 力が所定の圧力に到達するまでの時
間が 遅く な るた め，事 象 発生 初期 において高圧注水機能が喪失し低圧
注水機能を用いて原子炉注水を実施す る事 故 シー ケン スに お いて は，
評価項目に対して厳しい条件となる
逃がし安全弁の設計値に基づく原
子炉圧力と蒸気流量の関係から設定解 析 条 件 は 最 確 条 件 と同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
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 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
なお ，本 事故 シ ーケ ンス に おい ては ，高圧 注水 機能 で ある
原子 炉隔 離 時冷 却系 が自 動 起動 する こ と から ，逃 がし 弁 機
能に期待した場合でも評価項目となるパラメータに与える影 響は な い。

解 析 条 件 は 最 確 条 件 と同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

解析 条件 は 最確 条件 と同 等 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

設計 値を 設 定
原子 炉隔 離 時冷 却系 は，ター ビン 回転数制御により原子炉圧力によらず一定の流量にて注水する設計となっ てい る解 析 条 件 と 最 確 条 件 は同 様 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
影響 はな く ，運 転員 等操 作 時間 に与 え る 影響 はな い 。

解析 条件 と 最確 条件 は同 様 であ るこ と か ら，事象 進展 に 影
響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はな
い。

第2表

解析条件を最確条件とした場合に運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（4／4）
解析条件の不確かさ

項

目

重大事故等対策に関連する機器条件

低圧炉心スプレイ系

低圧代替注水系
（常設）

解析条件

最確 条件

原子炉水位異常低下（レベル１）信号にて自動起動
最小流量特性・注水流量：
0m ３ ／h〜1,561m ３ ／h

原子炉水位異常低下（レベル １ ）信 号に て
自動起動

・注水圧力：
0MPa[dif]〜
1.99MPa[dif]（原子炉注水単独時）（2 台）
・注水流量：
0m ３ ／h〜378m ３ ／h

添付 2.7.5-6・注水圧力：
0MPa[dif]〜
2.38MPa[dif]・注水流 量 ：0m ３ ／ h 〜 1,561m ３ ／ h
以上
・注水圧 力 ：0MPa[dif]〜
1.99MPa[dif]（原子炉 注 水単 独時 ）（2 台 ）
・注水流 量 ：0m ３ ／ h 〜 378m ３ ／ h
以上
・注水圧 力 ：0MPa[dif]〜
2.38MPa[dif]条件 設定 の 考え 方

運転 員等 操 作時 間に 与え る 影響

評価 項目 と なる パラ メー タ に与 える 影 響

設計 値を 設 定
原子炉水位の観点で厳しい設定として ，最 小 流量 特性 を設 定

最確条件とした場合，おおむね注水開始後の原子炉水位の回復が早くなり，原子炉水位の維持操作の開始が早くなるが，原子炉減圧から水位回復までの原子炉水位を継続監視している期間の流量調整操作であることから，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 ，お お むね 注水 開 始後 の原 子炉 水 位の回復 が早 く なり ，炉 心の 再 冠水 が早 ま る こと から ，評 価 項
目と なる パ ラメ ータ に対 す る余 裕は 大 き くな る。

炉心冷却性の観点で厳しい設定として，設備 設 計上 の最 低 要求 値で ある最 小流 量 特性 を設 定

最確条件とした場合，おおむね注水開始後の原子炉水位の回復が早くなり，原子炉水位の維持操作の開始が早くなるが，原子炉減圧から水位回復までの原子炉水位を継続監視している期間の流量調整操作であることから，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 ，お お むね 注水 開 始後 の原 子炉 水 位の回復 が早 く なり ，炉 心の 再 冠水 が早 ま る こと から ，評 価 項
目と なる パ ラメ ータ に対 す る余 裕は 大 き くな る。

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（1／2）

項

解析上の操作開始条件

目

操作条件

逃がし安全
弁（ 自 動減 圧
機能 ）の手 動による原子炉減 圧操 作

事象発生から
15 分後

添付 2.7.5-7

条件設定の
考え方

操作 の不 確 かさ 要因

運転手順に基づき，ISLOCA の発生を確認し，中央制
御室における残留熱除去系の注入弁の閉止操作に失敗した場合に，低圧で注水可
能な系統の起動後に実施することから，状況判
断，中央制御室における残留熱除
去系の注入弁の閉止操作，低圧炉
心スプレイ系の起動操作及び原
子炉減圧操作に要する時間を考
慮して設定

【認 知】
ISLOCA は 定期 試験 等 によ る隔 離弁 の 開操 作中 に発 生 する 事象 であ り ，隔 離弁 の開 操 作 時 は 原 子 炉 圧 力 等 の 関 連 パ ラ メ ー タ を 継 続 監 視 し て い る た め ， ISLOCA
発生 の認 知 に大 幅な 遅れ が 生じ るこ と は 考え にく い 。さ ら に ，当 直運 転 員の 認
知を 助け る ため，ISLOCA 発 生に 伴 い警 報 が発 報す る。事象 初期 の 状況 判断 に 余
裕時 間を 含 めて 10 分を 想定 し てお り， 十分 な余 裕 時間 を確 保し て いる こと から， 認知 遅 れが 操作 開始 時 間に 影響 を 及 ぼす 可能 性 は非 常に 小さ い 。
【要 員配 置 】
中央 制御 室 での 操作 のみ で あり ，当 直運 転員 は中 央 制御 室に 常駐 し てい るこ とから ，要 員 配置 が操 作開 始 時間 に与 え る 影響 はな い 。
【移 動】
中央 制御 室 内で の操 作の み であ り， 移 動 が操 作開 始 時間 に与 える 影 響は ない 。
【操 作所 要 時間 】
残留 熱除 去 系の 注入 弁の 閉 止操 作（失 敗 ）及び 残留 熱除 去 系レ グシ ー ルポ ンプの停 止操 作 として 2 分，低圧 炉 心ス プレ イ系 の起 動 操作 とし て 2 分 並び に逃 がし安 全弁 （ 自動 減圧 機能 ） の手 動に よ る 原子 炉減 圧 操作 とし て 1 分 を想 定し ，余裕 時間 を 含め て操 作時 間 として 5 分 を 設定 して い る。い ず れも 中央 制 御室 の制御 盤の ス イッ チに よる 簡 易な 操作 で あ り，操 作 所要 時間 が 長く なる 可 能性 は
非常 に低 く，操作 所 要時 間が 操 作開 始時 間に 影響 を 及ぼ す可 能性 は 非常 に小 さい。
【他 の並 列 操作 有無 】
当該 操作 に 対応 する 当直 運 転員 に他 の 並 列操 作は な く，他 の 並列 操作 が 操作 開
始時 間に 与 える 影響 はな い 。
【操 作の 確 実さ 】
中央 制御 室 の制 御盤 のス イ ッチ によ る 簡 易な 操作 で あり，誤 操作 は起 こ りに く
いこ とか ら ，誤 操作 等が 操 作開 始時 間 に 影響 を及 ぼ す可 能性 は非 常 に小 さい 。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響認知時間及び操作所
要時 間は ，余裕 時間 を含めて設定していること から ，実態 の操 作
開始時間は解析上の設定よりも若干早まる可 能性 が ある 。

評価 項目 と なる
パラ メー タ に与え る影 響実態の操作開始時間が早まる可能性があり ，こ の場 合 ，原子 炉
減圧時点の崩壊熱が高く なる が，原 子炉 隔
離時 冷却 系，低 圧炉 心
スプレイ系及び常設
低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替
注水 系（常 設 ）の原 子
炉注水により炉心の冠水状態は維持されるこ とか ら，評 価項 目となるパラメータに与え る影 響 はな い。

操作 時間 余 裕

訓練 実績 等

逃が し安 全 弁（ 自動 減圧機 能）の 手動 によ る
原子 炉減 圧 操作（低 圧
炉心スプレイ系による原 子炉 注 水）は，操
作が 遅れ た 場合 でも ，
原子炉隔離時冷却系の原 子炉 注 水に より ，
炉心の冠水状態は維持さ れる こ とか ら，時間余 裕が あ る。

中央制御室における操作のため，シミュレータ（模擬操作含む。）にて訓練 実績 を 取得 。
解析上においては，起因事象のISLOCA 及び 給水 流量の全喪失の発生から残留熱除去系の注入弁の閉止操
作，残留熱除去系
レグシールポンプの停止，低圧炉心
スプレイ系の起動及び逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減 圧操 作 まで 15分としているとこ
ろ，訓練実績は約12 分。 想定 の範 囲
内で意図している
運転操作が実施可
能であることを確
認し た。

操
作
条
件

第3表

操作条件が要員の配置による他の操作，評価項目となるパラメータ及び操作時間余裕に与える影響（2／2）

項

解析上の操作開始条件

目

現場におけ
る残留熱除
去系の注入
弁の閉止操
作

事象発生から
5 時間後

添付 2.7.5-8

条件設定の
考え方

操作 の不 確 かさ 要因

余裕時間を確認する観点で事象
発生 5 時間後に現場における残留熱除去系の注入弁の閉止操作が完了するものとして設定【認 知】
ISLOCA は 定期 試験 等 によ る隔 離弁 の 開操 作中 に発 生 する 事象 であ り ，隔 離弁 の開 操 作 時 は 原 子 炉 圧 力 等 の 関 連 パ ラ メ ー タ を 継 続 監 視 し て い る た め ， ISLOCA
発生 の認 知 に大 幅な 遅れ が 生じ るこ と は 考え にく い 。さ ら に ，当 直運 転 員の 認
知を 助け る ため，ISLOCA 発 生に 伴 い警 報 が発 報す る。事象 初期 の 状況 判断 に 余
裕時 間を 含 めて 10 分を 想定 し てお り， 十分 な余 裕 時間 を確 保し て いる こと から， 認知 遅 れが 操作 開始 時 間に 影響 を 及 ぼす 可能 性 は非 常に 小さ い 。
【要 員配 置 】
現場 操作 の ため，中 央制 御室 の 当直 運転 員と は別 に 現場 操作 を行 う 当直 運転 員
（現 場 ）を 配置 し てい る 。当 直運 転 員（ 現場 ）は ，操 作の 実 施期 間中 に他 の 操
作を 担っ て いな いこ とか ら ，要 員配 置 が 操作 開始 時 間に 与え る影 響 はな い。
【移 動・ 操 作所 要時 間】
現場における破損系統の注入弁の閉止操作と し て 移 動 及 び 余 裕 時 間 を 含 め 115分を設定しており，十分な時間余裕を確保していることから，移動及び操作
所要 時間 が 操作 開始 時間 に 影響 を及 ぼ す 可能 性は 非 常に 小さ い。
【他 の並 列 操作 有無 】
当該 操作 に 対応 する 当直 運 転員 に他 の 並 列操 作は な く，他 の 並列 操作 が 操作 開
始時 間に 与 える 影響 はな い 。
【操 作の 確 実さ 】
当該 操作 は ，操 作 の信 頼性 の 向上 や要 員 の安 全の た め，操 作要員 2 人 及び 補助要員 2 人 の 4 人 で実 施す る こと とし て お り， 誤操 作 は起 こり にく い こと から ，
誤操 作等 が 操作 開始 時間 に 影響 を及 ぼ す 可能 性は 非 常に 小さ い。

運転 員等 操 作時 間に与え る影 響

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

認知 時間 及 び移 動・操
作所 要時 間 は，余裕 時
間を含めて設定している こと か ら，実態 の操作開始時間は解析上の設定よりも若干
早ま る可 能 性が ある 。

実態の操作開始時間が早まる可能性があるが ，閉 止 操作 の有 無に関 わら ず ，常 設低 圧
代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（ 常設 ）によ る原 子
炉注 水に よ って ，炉 心は冠水維持されることか ら，評 価項 目と なるパラメータに与える影 響は な い。

閉止操作の有無に関わら ず，常 設低 圧代 替
注水系ポンプを用いた低 圧代 替 注水 系（ 常設）によ る 原子 炉注 水によ って ，炉心 は冠 水
維持 され る こと から ，
操作時間余裕は十分に確 保さ れ る。

現場における破損
系統の注入弁の閉止操作は ， 移 動 も含め所要時間を115 分 想 定 と し ているところ，訓練
実 績 等 で は 約 108分。想定の範囲内
で意図している運転操作が実施可能であることを確認した 。

添付資料 2.7.6
7 日間における水源の対応について（ 格 納 容 器 バ イ パ ス （ イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム Ｌ Ｏ Ｃ Ａ ））1.

水源に関する評価①

淡水源（有効水量）・ 代 替 淡 水 貯 槽 ： 4,300m ３

2.
①

水使用パターン
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
事 象 発 生 17 分 後 ， 原 子 炉 水 位 低 （ レ ベ ル ３ ） 設 定 点 を 維 持 す る
よう代替淡水貯槽を水源とした常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を実施する。
破断箇所の隔離操作が完了する事象発生約 5 時間 1 分後，常設
低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を停止する。

3.

時間評価
原子炉注水によって，代替淡水貯槽の水量は減少する。
破断箇所の隔離操作が完了する事象発生約 5 時間から低圧炉心ス

プレイ系による原子炉注水を実施し，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を停止するため，代替淡水貯槽の水量の減少は停止する。
こ の 間 の 代 替 淡 水 貯 槽 の 使 用 水 量 は 合 計 約 490m ３ で あ る 。

添付 2.7.6-1

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）による原子炉注水開始

積積
算算
注注
水水
量量
( m(３m )３ )常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水停止
4,300m３

第 1図

外部水源による積算注水量（ 格 納 容 器 バ イ パ ス （ イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム Ｌ Ｏ Ｃ Ａ ））4.

水源評価結果時 間 評 価 の 結 果 か ら ，7 日 間 の 対 応 に お い て 合 計 約 490m ３ の 水 が 必

要 と な る が ， 代 替 淡 水 貯 槽 に 4,300m ３ の 水 を 保 有 す る こ と か ら 必 要
水量を確保している。このため，安定して冷却を継続することが可能である。

添付 2.7.6-2

添付資料 2.7.7
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））

保守的に全ての設備が，事象発生直後から 7 日間燃料を消費するものとして
評価する。
時系列

合計

判定

7 日間の
軽油消費量
約 755.5kL

軽油貯蔵タ
ンクの容量
は 約 800kL
であり，７日
間対応可能

7 日間の
軽油消費量
約 70.0kL

緊急時対策
所用発電機
燃料油貯蔵
タンクの容
量 は 約 75kL
であり，7 日間の対応可能

非常用ディーゼル発電機 2 台起動 ※１（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
1,440.4L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×2 台（運転台数）＝約 484.0kL
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機 1 台起動 ※２（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
775.6L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×1 台（運転台数）＝約 130.3kL
常設代替高圧電源装置 2 台起動 ※３（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
420.0L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×2 台（運転台数）＝約 141.2kL

緊急時対策所用発電機 1 台起動（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
411L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×1 台（運転台数）＝約 70.0kL

※1
※2
※3

事故収束に必要なディーゼル発電機は非常用ディーゼル発電機 1 台であるが，保守的にディーゼル発電機 2 台の起動を仮定した。
事故収束に必要ではないが，保守的に起動を仮定した。
緊急用母線の電源を，常設代替高圧電源装置 2 台で確保することを仮定した。

添付 2.7.7-1

添付資料 2.7.8
常設代替交流電源設備の負荷（格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ））

主要負荷リスト
起動順序【電源設備：常設代替高圧電源装置】
負荷容量
(kW)

主要機器名称緊急用母線自動起動負荷
・緊急用直流125V充電器
・その他必要な負荷
常設低圧代替注水系ポンプ
常設低圧代替注水系ポンプ
緊急用海水ポンプ
その他必要な負荷
代替燃料プール冷却系ポンプ

①
②
③
④
⑤

負荷起動時の最
大負荷容量(kW)

定常時の連続最
大負荷容量
(kW)

約 252

約 204

約689
約879

約394
約584

約1,566

約1,098

約1,207

約1,128

約 120
約 84
約190
約190
約510
約4
約30

負荷容量(kW)

7,000

6,000

5,000

4,000

3,000

常設 代替 高 圧電 源 装置 2台 の最 大 容量 2,760kW ※ １
常設 代替 高 圧電 源 装置 2台 の連 続 定格 容 量 2,208kW ※ ２

2,000

最大 負荷 容 量
約1,566kW

④
⑤
③
②

1,000

①
0

▲

1

24

常設代替高圧電源装置 2 台
起動
常設 代替 高 圧電 源 装置 の負 荷 積算 イ メー ジ
※1
※2

常設代替高圧電源装置定格出力運転時の容量（1,380kW×運 転台 数 ＝最 大 容量 ）常設代替高圧電源装置定格出力運転時の 80％の容 量 （1,380kW×0.8×運 転台 数＝ 連続 定 格容 量 ）添付 2.7.8-1

経過 時間 (h)2.8

津波浸水による注水機能喪失
津波特有の事象である事故シーケンスグループ「津波浸水による注水機能喪失」は，津波ＰＲＡによって評価された炉心損傷頻度が 4.0×10−６ ／炉年と有意な値であること及び敷地内への津波浸水によりプラントへの影響が内部事象に係る事故シーケンスとは異なり，炉心損傷防止のために必要な対応が異なることから，「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則の解釈」（平成 25 年 6 月 19 日）に基づき必ず想定する事故シーケンスグループに追加する事故シーケンスグループとして抽出
している。
2.8.1

事故シーケンスグループの特徴，炉心損傷防止対策(1)

事故シーケンスグループ内の事故シーケンス
事故シーケンスグループ「津波浸水による注水機能喪失」に含まれる事
故シーケンスとしては，「1.2 評価対象の整理及び評価項目の設定」に示
すとおり，①「原子炉建屋内浸水による複数の緩和機能喪失」，②「最終ヒートシンク喪失（ＲＣＩＣ成功）」，③「最終ヒートシンク喪失＋高圧炉
心冷却失敗」及び④「最終ヒートシンク喪失＋逃がし安全弁再閉鎖失敗」
である。

(2)

事故シーケンスグループの特徴及び炉心損傷防止対策の基本的考え方
事故シーケンスグループ「津波浸水による注水機能喪失」は，基準津波を超え敷地に遡上する津波（以下「敷地に遡上する津波」という。）により海水取水設備及び原子炉建屋内設備への浸水が発生し，取水機能及び原子炉注水機能が喪失することを想定する。このため，原子炉圧力制御に伴い原子炉圧力容器内の蒸気が流出し，保有水量が減少することで原子炉水位が低下し，緩和措置が取られない場合には，原子炉水位の低下が継続し，
2.8-1

炉心が露出することで炉心損傷に至る。
本事故シーケンスグループは，津波浸水により複数の緩和機能が失われることによって炉心損傷に至る事故シーケンスグループである。このため，
重大事故等対処設備の有効性評価としては，敷地に遡上する津波に対する防護対策を実施した重大事故等対処設備に期待することが考えられる。
以上により，本事故シーケンスグループでは，敷地に遡上する津波に対する津波防護対策を実施した設備を用いて原子炉へ注水することにより炉心損傷の防止を図る。また，敷地に遡上する津波に対する津波防護対策を実施した設備を用いて格納容器冷却を実施するとともに，最終的な熱の逃がし場への熱の輸送を行うことによって除熱を行い，格納容器破損の防止
を図る。

(3)

炉心損傷防止対策
事故シーケンスグループ「津波浸水による注水機能喪失」において，炉心が著しい損傷に至ることなく，かつ十分な冷却を可能とするため，原子炉建屋（原子炉隔離時冷却系，高圧代替注水系，逃がし安全弁（自動減圧機能），残留熱除去系，所内常設直流電源設備及び常設代替直流電源設備），
低圧代替注水系（常設），低圧代替注水系（可搬型），代替格納容器スプレ
イ冷却系（可搬型），緊急用海水系，常設代替高圧電源装置に対して敷地に遡上する津波への防護対策を実施する。
（添付資料 2.8.1，2.8.2）
敷地に遡上する津波への防護対策を実施した重大事故等対処設備により，初期の対策として所内常設直流電源設備，原子炉隔離時冷却系，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作による原子炉減圧及び可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水手段を整備
2.8-2

し，安定状態に向けた対策として，常設代替高圧電源装置からの給電後の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水手段を整備する。また，格納容器の健全性を維持するため，安定状態に向けた対策として，可搬型代
替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による
格納容器冷却手段及び常設代替高圧電源装置からの給電後の緊急用海水系を用いた残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱手段を整備する。津波
防護対策の概要を第 2.8−1 図に，対策の概略系統図を第 2.8−2 図に，対応手順の概要を第 2.8−3 図に示すとともに，重大事故等対策の概要を以下に示す。また，重大事故等対策における手順と設備との関係を第 2.8−
1 表に示す。
（添付資料 2.8.1，2.8.3）
本事故シーケンスグループにおける重要事故シーケンスにおいて必要な要員は，災害対策要員（初動）24 名及び参集要員 6 名である。
災害対策要員（初動）の内訳は，当直発電長 1 名，当直副発電長 1 名，
運転操作対応を行うための当直運転員 5 名，指揮，通報連絡を行うための災害対策要員（指揮者等）4 名及び現場操作を行うための重大事故等対応
要員 13 名である。
参集要員の内訳は，タンクローリによる燃料給油操作を行うための重大事故等対応要員 2 名，可搬型代替注水中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調整操作を行うための重大事故等対応要員
2 名並びに可搬型代替注水中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の系統構成操作及び流量調整操作を行うための重大事故等対応要員 2 名である。
必要な要員と作業項目について第 2.8−4 図に示す。
2.8-3

なお，重要事故シーケンス以外の事故シーケンスについては，作業項目
を重要事故シーケンスと比較し，必要な要員数を確認した結果，災害対策要員（初動）24 名及び参集要員 6 名で対処可能である。
ａ．原子炉スクラムの確認
原子炉がスクラムしたことを確認する。また，主蒸気隔離弁が閉止し，逃がし安全弁（安全弁機能）により原子炉圧力が制御されるとともに，再循環系ポンプが停止したことを確認する。
外部電源が喪失している場合は，津波による非常用ディーゼル発電機
用海水ポンプの機能喪失により全交流電源喪失となる。
原子炉スクラムの確認に必要な計装設備は，平均出力領域計装等である。
ｂ．原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認
原子炉水位が原子炉水位異常低下（レベル２）設定点に到達した時点
で原子炉隔離時冷却系が自動起動したことを確認する。
原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認に必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域），原子炉隔離時冷却系系統流量等である。
ｃ．原子炉水位の調整操作（原子炉隔離時冷却系）
原子炉隔離時冷却系の起動により原子炉注水が開始され，原子炉水位が回復したことを確認する。また，原子炉水位回復後は，原子炉水位を
原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持する。
原子炉水位の調整操作（原子炉隔離時冷却系）に必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域）等である。
ｄ．早期の電源回復不能の確認
2.8-4全交流動力電源喪失の確認後，中央制御室からの遠隔操作により外部電源の受電及び非常用ディーゼル発電機等の起動ができず，非常用母線の電源回復ができない場合，早期の電源回復不能と判断する。これにより，常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作を開始する。
ｅ．電源確保操作対応
早期の電源回復不能の確認後，非常用ディーゼル発電機等の機能回復
操作及び外部電源の機能回復操作を実施する。
ｆ．可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動
準備操作
全交流動力電源喪失に伴う低圧注水機能喪失の確認後，敷地に遡上する津波の影響を受けない高所において可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水準備を開始する。原子炉
建屋内の現場操作にて原子炉注水に必要な系統構成操作を実施し，屋外の現場操作にて可搬型代替注水中型ポンプの準備，ホース敷設等を実施
後にポンプ起動操作を実施する。
ｇ．逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作
サプレッション・プール水温度がサプレッション・プール熱容量制限（原子炉が高圧の場合は 65℃）に到達したことを確認し，可搬型代替
注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作が完了した後に，中央制御室からの遠隔操作により逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個を手動開放し，原子炉減圧を実施する。
逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作に必要な計装設備は，原子炉圧力等である。
原子炉水位が燃料有効長頂部に到達した場合は炉心損傷がないことを継続的に確認する。
2.8-5

炉心損傷がないことを継続的に確認するために必要な計装設備は，格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ/Ｗ）及び格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ/Ｃ）である。
ｈ．原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（可搬型））
逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作により，原子炉圧力が可搬型代替注水中型ポンプの吐出圧力を下回ると，原子炉注水が開始され，原子炉水位が回復したことを確認する。原子炉水位回
復後は，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位
高（レベル８）設定点の間で維持する。また，原子炉圧力の低下により原子炉隔離時冷却系が停止したことを確認する。
原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（可搬型））に必要な計装設
備は，原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域），低圧代替注水系原子炉注水流量等である。
ｉ．タンクローリによる燃料給油操作
敷地に遡上する津波の影響を受けない高所においてタンクローリにより可搬型設備用軽油タンクから可搬型代替注水中型ポンプに燃料給油を実施する。
ｊ．直流電源の負荷切離操作
早期の電源回復不能の確認後，中央制御室内及び現場配電盤にて所内
常設直流電源設備の不要な負荷の切離しを実施することにより 24 時間
後までの蓄電池による直流電源供給を確保する。
ｋ．可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作
津波により崩壊熱除去機能を喪失しているため，格納容器圧力及び雰
囲気温度が上昇する。格納容器圧力が 279kPa［gage］に到達した場合
2.8-6

又はドライウェル雰囲気温度がドライウェル設計温度である 171℃に近接した場合は，現場操作にて可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格
納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作を実施する。
また，同じ可搬型代替注水中型ポンプを用いて原子炉注水操作を継続する。
可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作に必要な計装設備は，ドライウェル圧力，
サプレッション・チェンバ圧力，低圧代替注水系格納容器スプレイ流量，
サプレッション・プール水位等である。
ｌ．常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作
外部電源喪失の確認後，中央制御室からの遠隔操作により常設代替高圧電源装置から緊急用母線を受電する。
常設代替高圧電源装置による緊急用母線受電操作に必要な計装設備は，
緊急用Ｍ／Ｃ電圧である。
ｍ．常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作
早期の電源回復不能の確認後，中央制御室及び現場にて常設代替高圧
電源装置による非常用母線の受電準備操作を実施する。
ｎ．常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作
常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作及び非常用母線の受電準備操作の完了後，中央制御室からの遠隔操作により常設代替高圧
電源装置から緊急用母線を介して非常用母線を受電する。
常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作に必要な計装設備
は，Ｍ／Ｃ ２Ｃ及びＭ／Ｃ ２Ｄ電圧である。
ｏ．緊急用海水系を用いた残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去
2.8-7

系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作
常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作の完了後，緊急用
海水系の起動操作を実施する。その後，可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水操作及び代替格納容器
スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作を停止し，緊急用海水系を用いた残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作を開始する。
緊急用海水系を用いた残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作に必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域），残留熱除去系系統流量等である。
ｐ．使用済燃料プールの冷却操作
代替燃料プール冷却系等を用いて使用済燃料プールへの注水操作及び冷却操作を実施する。

以降，炉心冷却は残留熱除去系（低圧注水系）を用いた原子炉注水により原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）設定点の間で維持することで継続的に実施し，格納容器除熱は，原
子炉注水の停止期間中に残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）により実施する。また，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。

2.8.2

炉心損傷防止対策の有効性評価(1)

有効性評価の方法
2.8-8

本事故シーケンスグループにおいては，「1.2

評価対象の整理及び評価

項目の設定」に示すとおり，敷地に遡上する津波を起因とする事故シーケ
ンスのうち，想定する津波高さが最も高い「原子炉建屋内浸水による複数の緩和機能喪失」が代表的な事故シーケンスとなるが，事故シーケンスグ
ループ「全交流動力電源喪失」との従属性を考慮して，「外部電源喪失＋
原子炉建屋内浸水による複数の緩和機能喪失」を重要事故シーケンスとする。
本重要事故シーケンスにおける重要現象，適用する解析コード及び不確かさの影響評価方法については，「2.3.1

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）」と同様である。
なお，本事故シーケンスグループにおける事故シーケンスのうち，「最終ヒートシンク喪失（ＲＣＩＣ成功）」については，事故シーケンスグル
ープ「全交流動力電源喪失」との従属性を考慮すると，本重要事故シーケ
ンスと同様になる。原子炉隔離時冷却系を含む高圧注水機能が喪失する「最終ヒートシンク喪失＋高圧炉心冷却失敗」については，事故シーケン
スグループ「全交流動力電源喪失」との従属性を考慮すると，「外部電源喪失＋最終ヒートシンク喪失＋高圧炉心冷却失敗」となることから，「2.3.2

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）」における重大事故等対策である高圧代替注水系及び常設代替直流電源設備についても津波防護対
象とすることで対策の有効性が確認される。また，逃がし安全弁 1 個の開固着が発生する「最終ヒートシンク喪失＋逃がし安全弁再閉鎖失敗」については，事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失」との従属性を考慮すると，「外部電源喪失＋最終ヒートシンク喪失＋逃がし安全弁再閉鎖
失敗」となることから，可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作が「2.3.3
2.8-9

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）」

での操作所要時間内に完了することを確認することで対策の有効性が確認
される。

(2)

有効性評価の条件
本重要事故シーケンスに対する主要な解析条件を第 2.8−2 表に示す。
本重要事故シーケンスでは，敷地に遡上する津波が発生し取水機能喪失

及び全交流動力電源喪失に至るものとしており，有効性評価の条件については，残留熱除去系海水系に代わり緊急用海水系に期待している点を除き「2.3.1

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）」と同様である。

ａ．重大事故等対策に関連する機器条件(a)

緊急用海水系
残留熱除去系へ海水通水時の伝熱容量は，熱交換器の設計性能に基
づき 1 基当たり約 24MW（サプレッション・プール水温度 100℃，海水
温度 32℃において）とする。

ｂ．重大事故等対策に関連する操作条件(a)

緊急用海水系を用いた残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉
注水操作並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操
作は，常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作の完了
後に緊急用海水系及び残留熱除去系の起動操作に要する時間を考
慮して，事象発生から 24 時間 25 分後に実施する。

(3)

有効性評価の結果
本重要事故シーケンスにおける有効性評価の結果については，残留熱除去系海水系に代わり緊急用海水系に期待している点を除き「2.3.1
2.8-10全交

流動力電源喪失（長期ＴＢ）」と同様となる。「2.3.1

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）」及び本重要事故シーケンスでは，非常用母線の受電が完了する 24 時間以降に残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作を実施するが，「2.3.1

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）」において格納容器

圧力及び雰囲気温度が最高となるのは 24 時間以前であることから，緊急用海水系に期待した場合でも格納容器圧力及び雰囲気温度の最高値は同じとなり，評価項目を満足する。また，緊急用海水系を用いた場合，残留熱除去系海水系を用いた場合と比較して伝熱容量が小さくなるが，同じく緊急用海水系を用いた残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作並
びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッ ション・プール冷却系）による格納容器除熱操作を実施する「2.4.1
崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）」において，本重要事故
シーケンスより崩壊熱が高い事象発生の 13 時間後において，緊急用海水系を用いた残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作を実施した場合でも，格納容器圧力及び雰囲気温度を低下させるのに十分な除熱性能を有していることを確認していることから，緊急用海水系に期待した場合でも中長期的な事
象進展に与える影響は小さく，安定状態への移行が可能である。
以上により，本評価では，「1.2.1.2

有効性を確認するための評価項目の設定」に示す(1)から(4)の評価項目について，対策の有効性を確認した。

2.8.3

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価

本重要事故シーケンスにおける有効性評価の条件については，残留熱除去
2.8-11

系海水系に代わり緊急用海水系に期待している点を除き「2.3.1

全交流動

力電源喪失（長期ＴＢ）」と同様である。
緊急用海水系の機器条件の不確かさの影響については，「2.4.1

崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）」において確認している。

2.8.4

必要な要員及び資源の評価(1)

必要な要員の評価
事故シーケンスグループ「津波浸水による注水機能喪失」の重大事故等対策に必要な災害対策要員（初動）は，「2.8.1（3）炉心損傷防止対策」に示すとおり 24 名である。「6.2

重大事故等対策時に必要な要員の評価結果」で説明している災害対策要員（初動）の 39 名で対処可能である。
また，必要な参集要員は，「2.8.1（3）炉心損傷防止対策」に示すとおり 6 名であり，参集要員 72 名に含まれることから対処可能である。

(2)

必要な資源の評価
事故シーケンスグループ「津波浸水による注水機能喪失」において，必要な水源，燃料及び電源は，「6.1（2）

資源の評価条件」の条件にて評価を行い，以下のとおりである。
ａ．水源

可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水操作及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納
容器冷却操作については，7 日間の対応を考慮すると，合計約 2,130m ３必要となる。
水源として，西側淡水貯水設備に 4,300m ３ の水を保有していることから，水源が枯渇することはなく，7 日間の対応が可能である。
2.8-12

原子炉隔離時冷却系及び残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注
水操作並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去
系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作について
は，サプレッション・チェンバを水源とすることから，水源が枯渇することはなく，7 日間の対応が可能である。
なお，可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水操作の開始時間が，評価時間の 8 時間から早まった場
合においても全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）と同等の評価結果となるため，水源が枯渇することはなく，7 日間の対応が可能である。
（添付資料 2.8.4）

ｂ．燃

料

常設代替交流電源設備による電源供給について，事象発生直後から 7日間の常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 5 台）の運転を想定す る と， 約 352.8kL の軽 油 が必 要 と なる 。 軽油 貯 蔵タ ン クに は約800kL の軽油を保有していることから，常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 5 台）による 7 日間の電源供給の継続が可能である。
可搬型代替注水中型ポンプ（2 台）を用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水等について，事象発生直後から 7 日間の可搬型代替注
水中型ポンプ（2 台）の運転を想定すると，約 12.0kL の軽油が必要となる。可搬型設備用軽油タンクには約 210kL の軽油を保有していることから，可搬型代替注水中型ポンプ（2 台）を用いた低圧代替注水系（可搬型）による 7 日間の原子炉注水等の継続が可能である。
緊急時対策所用発電機による電源供給について，事象発生直後から 7日間の緊急時対策所用発電機の運転を想定すると，約 70.0kL の軽油が2.8-13

必要となる。緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンクに約 75kL の軽油を保有していることから，緊急時対策所用発電機による 7 日間の電源供給の継続が可能である。
（添付資料 2.8.5）

ｃ．電源

重大事故等対策時に必要な負荷は約 2,823kW であるが，常設代替交流
電源設備（常設代替高圧電源装置 5 台）の連続定格容量は 5,520kW であることから，必要負荷に対しての電源供給が可能である。
また，蓄電池の容量については，交流動力電源が復旧しない場合を想定しても，不要な負荷の切離しを行うことにより，事象発生後 24 時間の直流電源の供給が可能である。
緊急時対策所用発電機については，必要負荷に対しての電源供給が可能である。
（添付資料 2.8.6）

2.8.5

結

論

事故シーケンスグループ「津波浸水による注水機能喪失」では，敷地に遡上する津波により取水機能及び原子炉注水機能が喪失することで炉心損傷に至ることが特徴である。事故シーケンスグループ「津波浸水による注水機能喪失」に対する炉心損傷防止対策としては，敷地に遡上する津波への防護対策を実施した重大事故等対処設備により，初期の対策として所内常設直流電源設備，原子炉隔離時冷却系，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作による原子炉減圧及び可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水手段を整備し，安定状態に向けた対策として，常設
2.8-14

代替高圧電源装置からの給電後の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉
注水手段を整備する。また，格納容器の健全性を維持するため，安定状態に向けた対策として，可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレ
イ冷却系（可搬型）による格納容器冷却手段並びに常設代替高圧電源装置からの給電後の緊急用海水系を用いた残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱手段を整備している。
事故シーケンスグループ「津波浸水による注水機能喪失」の重要事故シー
ケンス「外部電源喪失＋原子炉建屋内浸水による複数の緩和機能喪失」について，有効性評価を実施した。
上記は「2.3.1

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）」と同様であり，燃料被覆管温度及び酸化量，原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力並びに格納容器バウンダリにかかる圧力及び温度は，評価項目を満足している。また，安定状態を維持することができる。
重大事故等対策に必要な要員は，災害対策要員にて確保可能である。また，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
以上により，事故シーケンスグループ「津波浸水による注水機能喪失」において，敷地に遡上する津波への防護対策を実施した重大事故等対処設備による炉心損傷防止対策は，選定した重要事故シーケンスに対して有効である
ことが確認でき，事故シーケンスグループ「津波浸水による注水機能喪失」
に対して有効である。

2.8-15可搬 型設 備 保管場所【c】

タン クローリ

原子 炉建 屋 【a】（凡 例）
防護 対象 範 囲

原子炉建 屋東側接続 口【b】

可搬型代替注水
中型ポンプ

逃が し安 全 弁
格納 容器 圧 力逃 がし 装置 格 納槽
【地 下格 納 槽：a， 地上 敷設 部： b】
ター ビン へ
原子炉圧力容器

可搬型設備用
軽油タンク

常設代替高圧
電源装置
高所東側
高所西側
接続口
接続口

常設 代替
高圧 電源
装置 置場
【c】

Ｇ

ドラ イウ ェ ル
軽油貯蔵タンク

2.8-16

125V 系 蓄 電池
非常 用デ ィ ーゼル発電機用 海水 系 ポンプ等

→

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

※3

サプ レッ シ ョン ・
チェ ンバ

↑

※4

※3

格納 容器 圧 力
逃が し装 置↑サプ レッ シ ョン・プ ール

原子 炉建 屋西側 接続 口※4

西側淡水貯水設備

残留 熱除 去系
海水 系ポ ンプ(Ａ)，(Ｃ) 非常用ディーゼル
発電機等

→

→

緊急 用
125V 系 蓄 電池

Ｇ

※1

→

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

緊急用海水
ポンプ（Ａ），（Ｂ）※2→
残留熱除去系
海水系ポンプ(Ｂ)，(Ｄ)

常設 低圧 代 替注 水系
ポン プ(Ａ)，(Ｂ )←→残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)

※1 海へ

※1

←

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポン プ

残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ)→※2原子 炉隔 離 時冷 却系 ポン プ

←

↑

→

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

常設 高圧 代 替注 水系 ポン プ

緊急用海水ポンプ

↑
海へ ※2

←

→

【a】

代替 淡水 貯 槽

ピット【a】
海

常設 低圧 代 替注 水系
a：建 屋 ・壁 によ り 津波 によ る影 響 から 防 護
b：津 波 によ る影 響 に対 して 機能 維 持で き るよ う設 計
c：津 波 によ る影 響 のな い高 所に 設 置

第 2.8−1 図

敷地に遡上する津波への防護対策概要

格納 槽【 a】
復水 貯蔵 タ ンク

凡タン クローリ

例：安 全機 能 の喪 失を 仮定 す る設 備

可搬型代替注水中型ポンプ：従 属的 に 使用 不能 とな る 設備

逃が し安 全 弁
（安 全弁 機 能）

：評 価上 考 慮し ない 設備
耐圧 強化
ベン ト系

ター ビン へ
原子炉圧力容器

可搬型設備用
軽油タンク

原子炉建 屋東側接続 口
常設代替高圧電源装置（事象発生 24 時間は考慮せず）
高所東側
接続口

高所西側
接続口

Ｇ

ドラ イウ ェ ル
代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

軽油貯蔵タンク

2.8-17

非常 用デ ィ ーゼル
発電 機用 海 水ポンプ等

→

② a③

※4

↑

② a ② b③

※1 海へ→
残留熱除去系
海水系ポンプ(Ｂ)，(Ｄ)

②a
→
→

緊急用海水
ポンプ（Ａ），（Ｂ）
※1

②a

①

第 2.8−2 図②a↑② a ② b③→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポン プ

残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ)

①② b
→

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポン プ←
常設 高圧 代 替注 水系 ポン プ

↑

海へ ※2

←

復水 貯蔵 タ ンク

Ｇ

常設 低圧 代 替注 水系
ポン プ(Ａ)，(Ｂ )残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)※2

海※4
原子 炉建 屋西側 接続 口② a ② b③←

非常用ディーゼル
発電機等

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

→

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)② a ② b③

125V 系蓄電池 緊急用 125V 系蓄 電 池

※2

↑
② a③

←

※1

→

※3

サプ レッ シ ョン・プ ール

西側淡水貯水設備→

格納 容器 圧 力逃 がし 装置

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

残留 熱除去系
海水 系ポンプ(Ａ)，(Ｃ)→※3

代替 淡水 貯 槽①： 非常 用 ディ ーゼ ル発 電 機海 水系 等の機 能喪 失 に伴 い， 従属 的 に使 用
不能
② a ： 常 設代 替高 圧 電源 装置 は事 象 発
生 24 時 間考 慮し な いた め， 従属
的に 使用 不 能
② b ： 非 常用 ディ ー ゼル 発電 機等 の 使
用不 能に 伴 い， 従属 的に 使 用不能③： 残留 熱 除去 系海 水系 の 機能 喪失 及び緊 急用 海 水系 の使 用不 能 に伴い， 従属 的 に使 用不 能

津波浸水による注水機能喪失時の重大事故等対策の概略系統図（1／3）（原子炉隔離時冷却系による原子炉注水段階）

凡

例：安 全機 能 の喪 失を 仮定 す る設 備
：従 属的 に 使用 不能 とな る 設備

逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）：評 価上 考 慮し ない 設備
耐圧 強化
ベン ト系

ター ビン へ
原子炉建 屋東側接続 口

可搬型代替注水
タン クロ ー リ 中型ポンプ ※ 高所東側
接続口

常設代替高圧電源装置（事象発生 24 時間は考慮せず）
高所西側
接続口

Ｇ

ドラ イウ ェ ル

※ 2 台使用

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

軽油貯蔵タンク

2.8-18非常 用デ ィ ーゼル
発電 機用 海 水ポンプ等→

原子炉圧力容器

可搬型設備用
軽油タンク

西側淡水貯水設備② a ② b③

125V 系蓄電池 緊急用 125V 系蓄 電 池
※1

→

※2

→
残留熱除去系
海水系ポンプ(Ｂ)，(Ｄ)

②a
→
→

緊急用海水
ポンプ（Ａ），（Ｂ）
※1

②a

↑
② a③

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)② a ② b③

② a ② b③←→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポン プ

残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ)Ｇ①

第 2.8−2 図←
常設 高圧 代 替注 水系 ポン プ

↑

海へ ※2

①② b

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポン プ

復水 貯蔵 タ ンク

海

②a
↑

→

※2

※4
原子 炉建 屋西側 接続 口常設 低圧 代 替注 水系
ポン プ(Ａ)，(Ｂ )→←非常用ディーゼル
発電機等

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

② a ② b③

←

※1 海へ

→

※

サプ レッ シ ョン・プ ール

残留 熱除去系
海水 系ポンプ(Ａ)，(Ｃ)→格納 容器 圧 力逃 がし 装置

サプ レッ シ ョン ・
チェ ンバ

② a③
↑

※4

※

代替 淡水 貯 槽①： 非常 用 ディ ーゼ ル発 電 機海 水系 等の機 能喪 失 に伴 い， 従属 的 に使 用
不能
② a ： 常 設代 替高 圧 電源 装置 は事 象 発
生 24 時 間考 慮し な いた め， 従属
的に 使用 不 能
② b ： 非 常用 ディ ー ゼル 発電 機等 の 使
用不 能に 伴 い， 従属 的に 使 用不 能③： 残留 熱 除去 系海 水系 の 機能 喪失 及び緊 急用 海 水系 の使 用不 能 に伴い， 従属 的 に使 用不 能

津波浸水による注水機能喪失時の重大事故等対策の概略系統図（2／3）（可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却段階）

凡

例：安 全機 能 の喪 失を 仮定 す る設 備
：従 属的 に 使用 不能 とな る 設備

逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）：評 価上 考 慮し ない 設備

ター ビン へ
原子炉建 屋東側接続 口

可搬型代替注水
常設代替
タン クロ ー リ 中型ポンプ ※ 高所東側
高圧電源装置
接続口
高所西側
Ｇ
接続口

ドラ イウ ェ ル

※ 2 台使用

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

軽油貯蔵タンク

2.8-19非常 用デ ィ ーゼル
発電 機用 海 水ポンプ等→

格納 容器 圧 力逃 がし 装置※↑

サプ レッ シ ョン
・プ ール

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

※4
原子 炉建 屋西側 接続 口西側淡水貯水設備

残留 熱除去系
海水 系ポンプ(Ａ)，(Ｃ)→125V 系蓄電池 緊急用 125V 系蓄 電 池
※1

※2

→
残留熱除去系
海水系ポンプ(Ｂ)，(Ｄ)→→

緊急用海水ポンプ（Ａ），（Ｂ）※1→

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)←→
残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ)

←

Ｇ

①

↑

①②
→

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポン プ

復水 貯蔵 タ ンク

海

↑
海へ ※2

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポン プ

※2

非常用ディーゼル
発電機等

常設 低圧 代 替注 水系
ポン プ(Ａ)，(Ｂ )

←

※1 海へ

→
→

※

サプ レッ シ ョン ・
チェ ンバ

↑

※4

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器

可搬型設備用
軽油タンク←

代替 淡水 貯 槽①： 非常 用 ディ ーゼ ル発 電 機海 水系 等の機 能喪 失 に伴 い， 従属 的 に使 用
不能②： 非常 用 ディ ーゼ ル発 電 機等 の使 用
不能 に伴 い ，従 属的 に使 用 不能

常設 高圧 代 替注 水系 ポン プ

第 2.8−2 図 津波浸水による注水機能喪失時の重大事故等対策の概略系統図（3／3）（緊急用海水系を用いた残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器冷却段階）

凡

例：操 作・ 確 認（ 運転 員）：プ ラン ト 状態 （解 析）：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 環系 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 却操 作原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認 ※ ３
可搬 型代 替 注水 中型 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 ）タン クロ ー リに よる
燃料 給油 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 水操 作・高 圧代 替 注水 系に よる 原 子炉 注水操作

サプレッション・プール水温度
65℃到達（1 時 間）直流 電源 の 負荷 切離操作 （中 央 制御 室）

Ⅰ（8 時 間）（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

水位不明

原子炉水位不明
でないことの確認 ※１０
水位不明ではない

原子炉満 水 操作 ※１１

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

原子炉水位が燃料有効長頂部以上に回復

原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（可搬型）） ※１２

2.8-20（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

格納容器圧力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

可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作（約 24 時間 ）緊急用海水系を用いた残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操
作並びに残留熱除去系（格納容器ス
プレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作 ※ １ ３

代替残留熱除去系海 水系 を 用い た残 留 熱 除去 系（ 低 圧注 水系 ）に よ る原 子炉
注水並びに残留熱除 去系 （ 格納 容器 ス プ レイ 冷却 系 ）又 は残 留熱 除 去系 （サプレッション・プー ル冷 却 系） によ る 格 納容 器除 熱 操作
残 留 熱 除 去 系（低 圧注水系）に よる原子 炉注水操作を継 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 ）又は残留熱 除去系（ サプレッション ・プ ー ル 冷 却 系）に よる格納容器 除熱を継 続する。また， 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

代替 循環 冷 却系 によ る原 子 炉注 水操 作 及 び格 納容 器 除熱 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） 及 び可 搬型 代替 注 水中 型ポ ン プ 又は 可
搬型 代替 注 水大 型ポ ンプ を 用い た代 替 格 納容 器ス プ レイ 冷却 系（ 可 搬型 ）に よ る 格納 容器冷 却操 作 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 操作

Ⅲ

【有 効性 評 価の 対象 とし て いな いが 他 に 取り 得る 手 段】
Ⅰ
高圧 代替 注 水系 によ る原 子 炉注 水も 実 施 可能 であ る 。
Ⅱ
技術 基準 上 の全 ての 要求 事 項を 満た す こ とや 全て の プラ ント 状況 に おい て使 用 す るこ とは 困 難で ある が， プ ラン ト状 況 に よっ ては ， 事故 対応に有 効な 設 備と なる 代替 残 留熱 除去 系 海 水系 を用 い た残 留熱 除去 系 の使 用も 可 能 であ る。
Ⅲ
代替 循環 冷 却系 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 中型 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。
技術 基準 上 の全 ての 要求 事 項を 満た す こ とや 全て の プラ ント 状況 に おい て使 用 す るこ とは 困 難で ある が， プ ラン ト状 況 に よっ ては ， 事故 対応に有 効な 設 備と なる 可搬 型 代替 注水 大 型 ポン プを 用 いた 格納 容器 ス プレ イ冷 却 系 （可 搬型 ）， 消火 系 及び 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

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 失に 伴 う低 圧 注 水機 能 喪失 を 確 認 し た 場 合 は ， 速 や か に 可 搬 型 代 替 注 水 中 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 操 作 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 水中 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 で原 子 炉注 水可 能 な 系統 又は 低 圧代 替注 水系 1 系 統 以上 起動 でき た後 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 中 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 搬型代替注水中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γ線線量率が，設 計 基準 事故 にお け る原 子炉 冷 却 材喪 失時 の 追加 放出 量に 相 当す る指 示 値 の 10 倍 以上 とな っ た場 合
なお，格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）及 び （Ｓ ／Ｃ ）に よ る炉 心損 傷 発 生の 判断 が でき ない 場合 は ，原 子炉 圧 力 容器 温度 に より 判断 する 。
※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，以下のいずれかにより判断す 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燃料有 効 長頂 部以 上で あ るこ とが 判 断 でき ない 場 合※１ １ 原 子炉水位不明の場合は，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 搬型代替注水中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 残 留 熱 除 去 系 （ 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
2.8-20津波 浸水 に よる 注水 機能 喪 失
経過 時 間（ 分）
0

10

20

30

40

50

60

70

80

90

100

110

120

備 考

実施箇所・必要要員数

事象 発生【 】は他作業後移動してきた要員

敷地 内へ の 津波 浸水 発生
責任者

当直発電長

1人

中央監視
運転操作指揮

補佐

当直副発電長1人

運転操作指揮補佐

指揮者等

災害対策要員
（指揮者等）

4人

初動での指揮発電所内外連絡操作項目

原子 炉ス ク ラム

操作の内容

当直運転員
(中央制御室)

当直運転員
(現場)

プラ ント 状 況判 断
1時間

直流電源の負荷切離操作（中央制御室）

重大事故等対応要員(現場)●原 子 炉ス クラ ム の 確認
●タ ー ビン 停止 の 確 認●外部 電 源喪 失の 確 認

状況判断

2人
A，B

●給 水 流量 の全 喪 失 の確認−

外部電源喪 失の確認及び非常 用ディーゼ ル発 電機等の停止 確 認は ，外 部 電 源がない 場合に実 施する

10 分−●再 循 環系 ポン プ 停 止の確 認●非 常 用デ ィー ゼ ル 発電機 等 の 停止確 認●主 蒸 気 隔 離 弁 閉止 及 び 逃が し 安 全 弁 （ 安 全 弁 機 能） に よる 原 子 炉
圧 力制 御の 確 認●原 子 炉隔 離時 冷 却 系の自 動 起 動の確 認

2.8-21

原子炉水位の調整
操作（原子炉隔離
時冷却系）

【1人】
A

早期の電源回復不
能の確認

【1人】
A
【1人】
B

電源確保操作対応
所内常設直流電源
設備による非常用
所内電気設備への給電操作(不要負荷の切離操作）
可搬型代替注水中型ポンプを用いた
低圧代替注水系（可搬型）の起動
準備操作

−

−

原子 炉水 位 を原 子炉 水位 低 （レ ベル ３ ） 設定 点か ら 原子 炉水 位高 （ レベ ル８ ） 設 定点 の間 に 維持

●原 子 炉隔 離時 冷 却 系によ る 原 子炉注 水 の 調整 操 作−−●高 圧 炉心 スプ レ イ 系ディ ー ゼ ル発電 機 の 手動 起 動操 作（ 失 敗）

1分

−

−

●非 常 用デ ィー ゼ ル 発電機 の 手 動起動 操 作 （失 敗 ）

2分

−

−

2人
a,b

【1人】
B

−

−

−

−

8人
c〜j

●可 搬 型代 替注 水 中 型ポン プ の 移動， ホ ー ス敷 設 等の 操作

170 分

−

3人
C,D,E

3人
k,l,m

●可搬型代替注水中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系統構成操作

125 分

外部 電 源が ない 場 合 に実施す る

適宜 実 施●電 源 回復 操作●不 要 負荷 の切 離 操 作（中 央 制 御室）

外部 電 源が ない 場 合 に実施す る

6分

第 2.8−4 図

津波浸水による注水機能喪失の作業と所要時間（1／2）

2.8-21

解析 上 考慮 しな い津波 浸水 に よる 注水 機能 喪 失
経 過時 間（ 時 間）
4

8

8時間

実施箇所・必要要員数【 】は他作業後移動してきた要員

操作項目

12

20

24

28

原子炉水位の調整操
作(原子炉隔離時冷
却系)

【1人】
A

−

−

●原子炉隔離時冷却系による原子炉注水の調整操作

−

−

8人
c〜j

●可搬型代替注水中型ポンプの移動，ホース敷設等の操作●可搬型代替注水中型ポンプの起動操作●可 搬型代替注水 中型ポンプを 用いた 低圧代替注 水系（可 搬型 ）による原子炉注水の系統構成操作

可搬型代替注水中型
ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作

−

−

【2人】
c,d

−

3人
C,D,E

3人
k,l,m

タンクローリによる燃料給油操作

−

−

2人
（参集）

170 分
起動 後， 適 宜監 視

●可搬型設備用軽油タンクからタンクローリへの給油操作

125 分
タン ク ロ ーリ 残 量に 応じて適 宜 軽 油タ ン クか ら給
油

90 分
適宜 実施

●可搬型代替注水中型ポンプへの給油操作

2.8-22

【1人】
B

−

−

原子炉水位の調整操
作(低圧代替注水系（可搬型）)

−

【2人】
C,D

2人
（参集）

●可 搬型代替注水 中型ポンプを 用いた 低圧代替注 水系（可 搬型 ）による原子炉注水の調整操作

所内常設直流電源
設備による非常用
所内電気設備への給電 操作(不 要負荷の切離操作 ）

−

【1人】
E

【1人】
k

●不要負荷の切離操作(現場）

【1人】
B

−

−

−

【1人】
E

【1人】
m

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

−

【1人】
E

常設代替高圧電源装置による緊急用母線
の受電操作

【1人】
B

−

−

常設代替高圧電源装置による非常用母線
の受電操作

【1人】
B

−

−

緊急用海水系を用いた残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去
系（サプレッション・プール冷却系）
による格納容器除熱
操作

2人
（参集）

1分

●逃がし安全弁（自動減圧機能）7個の手動開放操作

系統 構成 後 ，適 宜流 量調 整

外部 電 源 がな い 場合 に実
施する

50 分

●非常用母線の受電準備操作(中央制御室）

35 分●非常用母線の受電準備操作(現場）75 分●可搬型代替注水中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の系統構成操作

外部 電 源 がな い 場合 に実
施する

175 分

●可搬型代替注水中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の調整操作

系統 構成 後 ，適 宜流 量調 整

●常設代替高圧電源装置2台の起動操作及び緊急用母線の受電操作

8分

−

−

【1人】
C

【1人】
（参集）

【1人】
A

−

−

2人
A,B

3人
C,D,E

13人 a〜m
及 び参 集6人

外部 電 源 がな い 場合 に実施する

5分●非常用母線の受電操作【1人】
A

外部 電 源 がな い 場合 に実施する

4分●常設代替高圧電源装置3台の追加起動操作

使用済燃料プールの冷却操作

必要要員合計【3人】
k,l,m

緊 急用 海水 系 を用 いた 残 留 熱除 去系 に よる
原子 炉注 水 及び 格納 容器 除 熱開 始原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８ ） 設定 点の 間 に 維 持逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作

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

備 考

非 常用 母線 受電

24時 間25分

重大事故等対応要員（現場）

40

格納 容器 圧力 279kPa[gage]到 達
24時 間

当直運転員
（現場）

36

原子 炉減 圧開 始
約13時間

当直運転員
(中央制御室)32

直流電源の負荷切離操作（現場）

8時間 1分

操作の内容

16●緊 急 用海 水系 に よ る海水 通 水 の系統 構 成 操作 及 び起 動操 作

20 分

●残留熱除去系（低圧注水系）の起動操作

2分−●残 留熱除去系（ 低圧注水系） による 原子炉注水 並びに残 留熱 除去系（格納 容器 スプレイ 冷却 系）又は 残留 熱除去系 （ サプレッシ ョン ・
プール冷却系）による格納容器除熱の交互運転操作

原子炉水位高（レベル８）設定点にて格納容器スプレイ又はサプレッション・プール冷却開始への切替操作を実施し，原子炉水位低（レベル３）設
定点 に て原 子炉 注 水 へ の切 替 操作 を実 施

●可 搬 型 代替注 水 中 型 ポ ンプ に よる 代 替燃 料 プー ル 注水 系 （注 水 ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作

適宜 実 施15 分●代替燃料プール冷却系の起動操作

第 2.8−4 図

津波浸水による注水機能喪失の作業と所要時間（2／2）
2.8-22

解析上考慮 しないスロ ッ シ ング に よる 水位低下 が あ る場 合 は代 替燃料プ ー ル 冷却 系 の起 動までに実施す る
解析上考慮 しない
約25時 間 後ま で に実 施する

第 2.8−1 表
操作及び確認
原子炉スクラムの確認

2.8-23

原子炉隔離時冷却系の自動起動の確認

津波浸水による注水機能喪失における重大事故等対策について（1／5）
手順

・原子炉がスクラムしたことを確認する。
・主蒸気隔離弁が閉止し，逃がし安全弁（安全弁機能）により原子炉圧力が制御されていることを確認する。
・再循環系ポンプが停止したことを確認する。
・津波による非常用ディーゼル発電機用海水系ポンプの機能喪失により全交流電源喪失となる。
・原子炉水位が，原子炉水位異常低下（レベル２）設定点に到達した時点で原子炉隔離時冷却系が自動起動したことを確認する。

常設設備
主蒸気隔離弁 ＊逃がし安全弁（安全弁機能） ＊

原子炉隔離時冷却系＊
サプレッション・
チェンバ ＊
125V 系蓄電池

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
−
平均出力領域計装 ＊起動領域計装 ＊原子炉圧力 ＊
原子炉圧力（ＳＡ）
Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧 ＊Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧 ＊緊急用Ｍ／Ｃ電圧−

原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原 子炉 隔離時冷却 系系 統流 量＊

原子炉水位の調整操作（原子炉隔離時冷却系）

・原子炉隔離時冷却系の起動により，原子炉 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 −原子炉水位（広帯域） ＊＊原子炉水位（燃料域） ＊注水が開始され，原子炉水位が回復したこ 系
サプレッション・
原子炉水位（ＳＡ広帯域）とを確認する。
＊
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
・原子炉水位回復後は，原子炉水位を原子炉 チェンバ
原 子炉 隔離時冷却 系系 統流 量
水位低（レベル３）設定点から原子炉水位 125V 系蓄電池＊
高（レベル８）設定点の間に維持する。
＊ 既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 2.8−1 表
操作及び確認早期の電源回復不能の確認

電源確保操作対応

2.8-24可搬型代替注水中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
逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧
操作

津波浸水による注水機能喪失における重大事故等対策について（2／5）
手−重大事故等対処設備
可搬型設備
−
−

−

−

−

西側淡水貯水設備

可搬型代替注水中型ポンプ−

逃がし安全弁（自動減圧機能） ＊非常用窒素供給系
高圧窒素ボンベ
125V 系蓄電池

可搬型代替注水中型ポンプサ プレ ッション・ プー ル水 温度＊
原子炉圧力 ＊
原子炉圧力（ＳＡ）
ドライウェル雰囲気温度 ＊格 納容 器雰囲気放 射線 モニ タ
（Ｄ／Ｗ） ＊
格 納容 器雰囲気放 射線 モニ タ（Ｓ／Ｃ） ＊

順

常設設備

・全交流動力電源喪失の確認後，中央制御室からの遠隔操作により外部電源の受電及び非常用ディーゼル発電機等の起動を試みる
が，失敗したことを確認し，早期の電源回
復不能を確認する。
・非常用ディーゼル発電機等の回復操作を実施する。
・外部電源の回復操作を実施する。
・全交流動力電源喪失に伴う低圧注水機能喪
失の確認後，可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原
子炉注水準備を開始する。
・サプレッション・プール水温度がサプレッ
ション・プール熱容量制限（原子炉が高圧の 場合 は 65℃） に 到 達 し た こ とを 確認 する。
・可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代
替注水系（可搬型）の起動準備操作の完了
後，逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個の手動開放により，原子炉減圧を実施する。
・原子炉水位が燃料有効長頂部を下回った場
合は，炉心損傷がないことを継続的に確認
する。
＊

計装設備

：有効性評価上考慮しない操作
既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 2.8−1 表
操作及び確認
原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（可搬型））

2.8-25

タンクローリによる燃料給油
操作
直流電源の負荷切離操作

可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ
冷却系（可搬型）による格納
容器冷却操作津波浸水による注水機能喪失における重大事故等対策について（3／5）
手順

・原子炉減圧により可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）からの原子炉注水が開始され，原子炉水位が回復したことを確認する。
・以降，原子炉水位を原子炉水位低（レベル３）設定点から原子炉水位高（レベル８）
設定点の間に維持する。
・原子炉隔離時冷却系が停止したことを確認する。
・タンクローリにより可搬型設備用軽油タン
クから可搬型代替注水中型ポンプに燃料給油を実施する。
・早期の電源回復不能の確認後，中央制御室
及び現場にて所内常設直流電源設備の不要な負荷の切離しを実施する。
・格納容器圧力が 279kPa［gage］ 又はドラ
イウェル雰囲気温度がドライウェル設計温度 で あ る 171℃ に 近 接 し た こ と を 確 認 する。
・可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格
納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格
納容器冷却操作を実施する。

常設設備
西側淡水貯水設備

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
可搬型代替注 原子炉水位（広帯域） ＊水中型ポンプ 原子炉水位（燃料域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
低 圧代 替注水系原 子炉 注水 流
量
原 子炉 隔離時冷却 系注 水流 量＊

可搬型設備用軽油
タンク

タンクローリ

原子炉圧力 ＊
原子炉圧力（ＳＡ）−

125V 系蓄電池−−

西側淡水貯水設備

可搬型代替注水中型ポンプドライウェル圧力 ＊ドライウェル雰囲気温度 ＊サ プレ ッション・ チェ ンバ 圧
力＊
低 圧代 替注水系格 納容 器ス プ
レイ流量
サ プレ ッション・ プー ル水 位＊＊

既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 2.8−1 表
操作及び確認

津波浸水による注水機能喪失における重大事故等対策について（4／5）
手

順

常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作

・外部電源喪失の確認後，常設代替高圧電源
装置から緊急用母線を受電する。

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作

・早期の電源回復不能の確認後，常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作を実施する。
・常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作及び非常用母線の受電準備操作の完了後，非常用母線２Ｃ及び２Ｄを受電する。
・非常用母線の受電後，緊急用海水系の起動操作を実施する。
・可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代
替注水系（可搬型）による原子炉注水操作
及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却操作を停止する。
・残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉
注水操作並びに残留熱除去系（格納容器ス
プレイ冷却系）又は残留 熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器
除熱操作を実施する。

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作

2.8-26緊急用海水系を用いた残留熱除去系（低圧注水系）による
原 子 炉 注 水 操 作 並 びに 残 留 熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
による格納容器除熱操作＊

常設設備
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク−

常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
−
緊急用Ｍ／Ｃ電圧

−

−

−

Ｍ／Ｃ
Ｍ／Ｃ

２Ｃ電圧 ＊
２Ｄ電圧 ＊

残留熱除去系（低 −原子炉水位（広帯域） ＊＊圧注水系）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
残留熱除去系系統流量 ＊残留熱除去系（格緊 急用 海水系流量 （残 留熱 除
納容器スプレイ冷
去系熱交換器）却系） ＊残留熱除去系（サ緊 急用 海水系流量 （残 留熱 除去系補機）
プレッション・プ＊
低 圧代 替注水系原 子炉 注水 流
ール冷却系）
量
緊急用海水系
サ プレ ッション・ チェ ンバ 圧
サプレッション・
力＊
チェンバ ＊
常設代替高圧電源
ドライウェル圧力 ＊装置
サ プレ ッション・ プー ル水 温
軽油貯蔵タンク度＊
既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 2.8−1 表
操作及び確認

津波浸水による注水機能喪失における重大事故等対策について（5／5）
手

順

常設設備
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系） ＊緊急用海水系
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク−

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
−
原子炉圧力 ＊
原子炉圧力（ＳＡ）
残留熱除去系系統流量 ＊2.8-27

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による冷温停止操作

・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。

使用済燃料プールの冷却操作

・代替燃料プール冷却系等を用いて使用済燃−−料プールへの注水及び冷却を実施する。
＊ 既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの：有効性評価上考慮しない操作

第 2.8−2 表
項目

主要解析条件（津波浸水による注水機能喪失）

重大事故等対策に関連する
機器条件
重大事故等対策に関連する
操作条件

2.8-28主要解析条件

条件設定の考え方

緊急用海水系

伝熱容量：約 24MW
(サプレッション・プール水温度 100℃，海水温
度 32℃において)熱交換器の設計性能に基づき，残留熱除去系の除熱性能を厳しくする観点で，過去の実績を包含する高めの海水温度を設定

緊急用海水系を用いた残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作並びに残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）又は残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱操作

事象発生から 24 時間 25 分後

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作の完了
後，残留熱除去系の起動操作に要する時間を考慮して設定

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

津波特有の事象である事故シーケンスグループ「津波浸水による注水機能喪失」は，津波ＰＲＡによって評価された炉心損傷頻度が 4.0×10 −６ ／炉年と有意な値であること及び敷地内への津波浸水によりプラントへの影響が内部事象に係る事故シーケンスとは異なり，炉心損傷防止のために必要な対応が異なる
ことから，「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則の解釈」（平成 25 年 6 月 19 日）に基づき必ず想定する事故シーケ
ンスグループに追加する事故シーケンスグループとして抽出している。
上記を踏まえ，東海第二発電所において想定する津波高さと，それらで想定する事故等は，第 1 表のとおり整理している。

第1表

津波高さと事故等の関係

防潮堤前面での津波高さ〜 T.P.＋17.1m ：基準津波

想定する事故等
・設計基準事象〜 T.P.＋20.0m ：防潮堤高さ−（設計基準事象と同様）〜 T.P.＋24.0m ：防潮堤耐力・重大事故等（事故シーケンスグループ「津波浸水による注水機能喪失」）

T.P.＋24.0m 〜

・大規模損壊（防潮堤損傷）

以下に，第 1 表に示した想定する事故等のうち，事故シーケンスグループ「津波浸水による注水機能喪失」において，想定する津波高さ，敷地浸水状況
及び対応する防護対策の概要について示す。

添付 2.8.1-1

1.
(1)

津波ＰＲＡの評価結果，事故シーケンス選定での取扱いについて
津波ＰＲＡ
津波ＰＲＡの評価結果を第2表に示す。また，津波ＰＲＡの評価に用いた津波ハザード曲線を第1図に示す。
津波ＰＲＡでは，防潮堤高さ（T.P.＋20m）を超える津波高さを評価対象としており，津波区分１（津波高さT.P.＋20m〜T.P.＋22m）について
は，津波により非常用海水ポンプ ※ が機能喪失するため，最終ヒートシン
ク喪失が発生する。なお，本津波区分では，起動変圧器及び予備変圧器は津波による影響を受けないため，津波により外部電源は喪失しない。
津波区分２（津波高さT.P.＋22m〜T.P.＋24m）については，津波により非常用海水ポンプが機能喪失することに加え，敷地に遡上する津波が原子
炉建屋1階床面高さであるEL.＋8.2mまで到達するため，原子炉建屋内への浸水が発生し，複数の緩和機能が喪失する。
津波区分３（津波高さT.P.＋24m〜）については，防潮堤耐力を超える
津波高さを対象としており，防潮堤の損傷に伴い多量の海水が敷地内及び原子炉建屋内に浸水するため，直接炉心損傷に至る事故シーケンスとしている。
※：残留熱除去系海水系ポンプ，非常用ディーゼル発電機用海水ポン
プ，高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水ポンプ

添付 2.8.1-2

第2表
津波区分

事故シーケンス
最終ヒートシンク喪失（ＲＣＩＣ成功）

津波区分１

最終ヒートシンク喪失（T.P.＋20m〜 ＋高圧注水機能喪失
T.P.＋22m）

ＣＤＦ

寄与（／炉年） 割合※1
3.2E-06

4.2％

1.1E-08<0.1％

1.7E-08<0.1％

最終ヒートシンク喪失＋逃がし安全弁再閉鎖
失敗

津波区分２
（T.P.＋22m〜
T.P.＋24m）

原子炉建屋内浸水による複数の緩和機能喪失

7.6E-071.0％

事故シーケンスの取扱い

事故シーケンスグループ「津波浸水による注水機能喪失」（津波高さ）

津波ＰＲＡの評価結果「全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）」との従属性を考慮※2「全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，
ＴＢＵ）
」との従属性を考慮※2「全 交 流動 力電 源喪 失（ Ｔ ＢＰ）」との従属性を考慮※2
重要事故シーケンス「全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）」との従属性を考慮※2

津波区分３（T.P.＋24m

防潮堤損傷

3.3E-07

0.4％ 大規模損壊対策による対応に含まれる

合計

4.3E-065.7％〜）※1：津波ＰＲＡの炉心損傷頻度（ＣＤＦ）に加えて，内部事象ＰＲＡのＣＤＦ，地震ＰＲＡのＣＤＦを含めた全ＣＤＦ（7.5E-05／炉年）に対する寄与割合※2：津波ＰＲＡより抽出される事故シーケンスに対して，「全交流動力電源喪失」との従属

年超過確率性を考慮し，外部電源喪失の重畳を想定

10

0

10

-1

10

-2

10

-3

10

-4

10

-5

10

-6

10

-7

防潮堤前面

0

10

20
30
津波高さ (T.P. m)

第1図

津波ハザード曲線(防潮堤前面)

添付 2.8.1-3

40

50

(2)

事故シーケンス選定での取扱い
津波ＰＲＡより抽出される事故シーケンスのうち，津波区分３に分類される「防潮堤損傷」の事故シーケンスについては，内部事象ＰＲＡ及び地震ＰＲＡの評価結果を含めた全炉心損傷頻度（7.5E-05／炉年）に対する寄与割合が0.4％と小さいこと，及び防潮堤の損傷による津波の影響の程度を特定することは困難であることから，新たな事故シーケンスグループ
としての追加は不要と判断し，大規模損壊対策による対応に含まれるものとして整理している。
津波区分１及び津波区分２に分類される「防潮堤損傷」以外の事故シー
ケンスについては，全炉心損傷頻度に対する寄与割合が5.3％と有意であること，及び防潮堤の健全性が維持され津波による影響の程度が特定できることから，「津波浸水による注水機能喪失」を新たな事故シーケンスグ
ループとして追加し，想定する津波高さが最も高い「原子炉建屋内浸水による複数の緩和機能喪失」を重要事故シーケンスとして選定している。

2.
(1)

有効性評価において想定する津波高さ，敷地への浸水状況について敷地に遡上する津波高さの想定
有効性評価において想定する津波については，重要事故シーケンスとして選定した「原子炉建屋内浸水による複数の緩和機能喪失」における最大の津波高さである，防潮堤位置において T.P.＋24m ※１※２ の津波を想定する。
※１

T.P.は Tokyo Peil の略で東京湾中等潮位（平均潮位）を示し，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前面の最高水位（駆け上がり高さ）を示す。

※２

防潮堤耐力である津波高さを設定しており，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。

添付 2.8.1-4

(2)敷地内浸水評価
第 2 図に敷地に遡上する津波時の最大浸水深分布，第 3 図に防潮堤前面における津波高さの時刻歴波形，第 4 図に各施設の浸水深の時刻歴波形を示す。なお，津波高さの設定に当たっては，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前面の最高水位（駆け上がり高さ）が T.P.＋
24m となるように，基準津波の策定に用いた波源のすべり量の割増しを行い設定している。
敷地内浸水評価の結果，敷地に遡上する津波時の影響としては，以下の特徴がある。
・ 敷地内への流入は防潮堤南側終端からの回り込みが支配的であり，T.P.
＋8m の敷地は浸水するが，T.P.＋11m 以上の敷地への浸水は確認されない。（第 2 図）・ 防潮堤の越流による敷地内への流入は限定的である。（第 3 図）・ T.P.＋8m に位置する施設における最大浸水深は，防潮堤南側終端に近い使用済燃料乾式貯蔵建屋（以下「Ｄ／Ｃ」という。）前面を除き，0.5m〜1.0m である。（第 2 図,第 4 図）

添付 2.8.1-5

第2図

敷地に遡上する津波時の最大浸水深分布

添付 2.8.1-6

水位（T.P.m）

24ｍ津波 防潮堤前面最大 最大T.P.+23.41m(36.7分)

25
20
15
10
5
0

防潮堤高さ【T.P.＋20m】

0

30

60

90

120
時間（分）

150

180

210

240

（防潮堤前面）
第3図

24ｍ津波 原子炉建屋(最大) 最大浸水深+0.39m(40.5分)

1
0.8
0.6
0.4
0.2
0

浸水深（m）

防潮堤前面における津波高さの時刻歴波形

0

30

60

90

120
時間（分）

150

180

210

240

180

210

240

浸水深（m）（①原子炉建屋南側）
24ｍ津波 ポンプピット 最大浸水深+0.21m(48.7分)

1
0.8
0.6
0.4
0.2
0

0

30

60

90

120
時間（分）

150

（②緊急用海水ポンプピット上部）
24ｍ津波 H4a 最大浸水深+0.21m(48.8分)

浸水深（m）

1
0.8
0.6
0.4
0.2
0
0

30

60

90

120
時間（分）

150

180

210

240

150

180

210

240

浸水深(.m）（③排気筒東側）
1
0.8
0.6
0.4
0.2
0

24ｍ津波 建屋東 最大浸水深+0.17m(49.8分)

0

30

60

90

120
時間（分）

（④原子炉建屋東側）

第4図

各施設の浸水深の時刻歴波形（1／2）

添付 2.8.1-7

浸水深（m）

24ｍ津波 代替淡水貯槽
耐水貯水槽 最大浸水深+0.41m(40.2分)

1
0.8
0.6
0.4
0.2
0
0

30

60

90

120
時間（分）

150

180

210

240

（⑤常設低圧代替注水系の代替淡水貯槽上部）

浸水深（m）

1
0.8
0.6
0.4
0.2
0

24ｍ津波 キャスク建屋̲Ｅ 最大浸水深+1.08m(37.8分)

0

30

60

90

120
時間（分）

150

180

210

240

150

180

210

240

浸水深（m）（⑥Ｄ／Ｃ前面）
24ｍ津波 H6b 最大浸水深+0.52m(38.3分)
1
0.8
0.6
0.4
0.2
0
0
30
60
90

120
時間（分）

浸水深（m）（⑦緊急時対策室建屋西側）
1
0.8
0.6
0.4
0.2
0

24ｍ津波 H4b 最大浸水深+0.29m(45.3分)

0

30

60

90

120
時間（分）

150

180

210

240

（⑧原子炉建屋西側）（参考：時刻歴は，防潮堤ルート変更前の解析結果による）

第4図

各施設の浸水深の時刻歴波形（2／2）

添付 2.8.1-8

3.
(1)

敷地に遡上する津波に対する防護対策について敷地に遡上する津波に対する施設防護敷地に遡上する津波への防護対策の概要を第 5 図に示す。
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。
ａ．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】
①

原子炉建屋

②

緊急用海水ポンプピット③

格納容器圧力逃がし装置格納槽④

常設低圧代替注水系格納槽⑤

原子炉建屋西側接続口

ｂ．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。
添付 2.8.1-9

【対象】
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地上敷設部（出口配管）⑧

原子炉建屋東側接続口⑨

ＳＡ用海水ピット取水塔

ｃ．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。
【対象】
⑩

緊急時対策所建屋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

高所東側接続口及び高所西側接続口

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。

添付 2.8.1-10

原子 炉建 屋 【a】

可搬 型設 備 保管場所【c】

タン クローリ（凡 例）
防護 対象 範 囲

原子炉建 屋東側接続 口【b】

可搬型代替注水
中型ポンプ

逃が し安 全 弁
格納 容器 圧 力逃 がし 装置 格 納槽
【地 下格 納 槽：a， 地上 敷設 部： b】
ター ビン へ
原子炉圧力容器

可搬型設備用
軽油タンク

常設代替高圧
電源装置
高所東側
高所西側
接続口
接続口

常設 代替
高圧 電源
装置 置場
【c】

Ｇ

ドラ イウ ェ ル
軽油貯蔵タンク

添付 2.8.1-11

125V 系 蓄 電池
非常 用デ ィ ーゼル
発電 機用 海 水ポンプ等

→

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

※3

サプ レッ シ ョン ・
チェ ンバ

↑

※4

※3

格納 容器 圧 力
逃が し装 置↑サプ レッ シ ョン・プ ール

原子 炉建 屋西側 接続 口※4

西側淡水貯水設備

残留 熱除 去系
海水 系ポ ンプ(Ａ)，(Ｃ) 非常用ディーゼル
発電機等

→

→

緊急用 125V 系
蓄電 池

Ｇ

※1

→

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

緊急用海水
ポンプ（Ａ），（Ｂ）※2→
残留熱除去系
海水系ポンプ(Ｂ)，(Ｄ)→

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)※1←→
残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ)→※2原子 炉隔 離 時冷 却系 ポン プ←
常設 高圧 代 替注 水系 ポン プ

緊急用海水ポンプ

↑

↑

海へ ※2

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポン プ←→

常設 低圧 代 替注 水系
ポン プ(Ａ)，(Ｂ )

←

※1 海へ

【a】

→
高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

代替 淡水 貯 槽

ピット【a】
海

常設 低圧 代 替注 水系
a：建 屋 ・壁 によ り 津波 によ る影 響 から 防 護
b：津 波 によ る影 響 に対 して 機能 維 持で き るよ う設 計
c：津 波 によ る影 響 のな い高 所に 設 置

第5図

敷地に遡上する津波への防護対策概要

格納 槽【 a】
復水 貯蔵 タ ンク

(2)敷地に遡上する津波に対するアクセスルートの設定
2.の評価結果より，敷地に遡上する津波による敷地内浸水量は少ないことから，津波が引いた後に T.P.＋8m 盤に位置する接続口（原子炉建屋東側接続口，原子炉建屋西側接続口）へのアクセスルートの復旧を行うこと
により，事故対応が可能であると考えるが，津波の浸水範囲における復旧作業には不確かさがあることを考慮し，以下の対応策を講ずることにより，敷地に遡上する津波の影響を受けないアクセスルートを設定する。
①

淡水源の高所設置
淡水源の 1 箇所を，敷地に遡上する津波の影響を受けない発電所西側
造成エリアの高所（T.P.＋11m）に設置。

②

淡水系接続口の高所設置
可搬型代替注水中型ポンプを用いた原子炉等への注水用の接続口を，敷地に遡上する津波の影響を受けない常設代替高圧電源装置付近（T.P.
＋11m）に設置。
本接続口は，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，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 2 箇所設置。

上記の処置について第 6 図及び第 7 図に示す。また，設定した敷地に遡上する津波の影響を受けないアクセスルートについて第 8 図に示す。

添付 2.8.1-12

第6図

敷地に遡上する津波に対する対応策の概要図

添付 2.8.1-13

第7図

高所東側接続口及び高所西側接続口の構造（1／2）

添付 2.8.1-14

常設代替高圧
電源装置

7m（常設代替高圧電源装置
から擁壁端部までの距離）

T.P.＋11m

高所東側接続口T.P.＋8m

3m（地盤改良範囲）
擁壁

アクセスルート

常設代替高圧電源装置から約 3m の範囲は地盤改良を行うことから，高所東側接続口は斜面崩壊の影響を受けない。
また，高所東側接続口へのホース接続は，地盤改良範囲（約 3m）で作業が可能である。
地盤改良範囲等は今後の検討結果等により変更となる可能性がある

第7図

高所東側接続口及び高所西側接続口の構造（2／2）

添付 2.8.1-15

作業名

アクセスルート
復旧時間①

作業時間
②

有効性評価
要求時間

評価結果
①＋②

可搬型代替注水中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
3 時間 ※２
160 分 ※３○0分
160 分 ※１
（南側保管場所〜西側淡水貯水設備〜高所西側接続口）※1：評価ルートにおいて可搬型設備を使用する作業時間で考慮する項目は以下のとおり
・出動準備時間（防護具着用，保管場所までの移動，車両等出動前確認）
・保管場所から水源までの移動時間（アクセスルート復旧と並行にて実施）
・水中ポンプ設置時間
・ホース敷設及び接続時間
・事務本館又は緊急時対策室建屋から緊急時対策所までの徒歩時間及び状況把握時間※2：事故シーケンスグループ「津波浸水による注水機能喪失」おける事故シーケンスのうち「最終ヒートシンク喪失＋逃がし安全弁再閉鎖失敗」について，事故シーケンスグルー
プ「全交流動力電源喪失」との従属性を考慮し，「2.3.3 全交流動力電源喪失（ＴＢ
Ｐ）」での操作所要時間内に完了することを確認する※3：高所東側接続口を使用する場合の合計時間は 170 分

第8図

敷地に遡上する津波の影響を受けないアクセスルート（評価用ルート）

添付 2.8.1-16

補足説明資料
防潮堤設置ルートの変更による敷地に遡上する津波への対応
に対する影響について

1.

はじめに
敷地北側における防潮堤設置ルートの変更（第9図）を踏まえ，敷地に遡上する津波の敷地内浸水解析への影響について確認する。

第9図

敷地北側における防潮堤設置ルートの変更

添付 2.8.1-17

2.

確認方法
防潮堤設置ルートの変更を踏まえた敷地に遡上する津波の敷地内浸水解析について，既往の基準津波の遡上解析（防潮堤設置ルート変更前）と既往の基準津波の遡上解析（暫定の防潮堤設置ルート変更後）（試解析）を比較する
ことにより，敷地に遡上する津波に対する影響について確認を行った。

3.

既往の基準津波による防潮堤設置ルート変更の影響検討
既往の基準津波の遡上解析結果を第10図（防潮堤設置ルート変更前／暫定の防潮堤設置ルート変更後）に示す。遡上解析への影響を確認した結果は以下のとおり。

(1)

既往の基準津波による防潮堤前面の最高水位
既往の基準津波による防潮堤前面の最高水位は，防潮堤設置ルートの変
更前後において，いずれもT.P.＋17.1mであり変化はなく，その最高水位を示す位置も同一である。

(2)

既往の基準津波による敷地側面南側〜敷地前面東側の水位第10図に示す「敷地側面南側〜敷地前面東側」は，防潮堤設置ルートの変更を行っていない範囲を含んでいる。この範囲における津波の最高水位
は，ルート変更前後でほぼ変化が見られない。

(3)

既往の基準津波による敷地側面北側の水位第10図に示す「敷地側面北側」は，防潮堤設置ルートの変更を行った範囲である。この範囲における津波の最高水位は，ルート変更前のT.P.＋
15.2mからルート変更後のT.P.＋12.9mへ低下している。

添付 2.8.1-18

【北側：防潮堤設置ルート変更あり】
・水位はルート変更前に比べ低下傾向

敷地側面
北側

T．P．＋17.1m

敷地前面東側

T．P．＋15.4m

敷地側面
南側

T．P．＋12.9m
防潮 堤前 面 の最 高水 位（ T.P.＋m）

防潮 堤前 面 の最 高水 位（ T.P.＋m）

T．P．＋15.2m【東側〜南側：防潮堤設置ルート変更なし】
・水位はルート変更前に比べほぼ変化なし

T．P．＋17.1m

T．P．＋15.4m

低下

敷地側面
北側

敷地前面東側

敷地側
面南側

距離 （m）

距離（m）

添付 2.8.1-19（防潮堤設置ルート変更前）
第 10 図（暫定の防潮堤設置ルート変更後）既往の基準津波による防潮堤前面における津波水位の評価結果

4.

敷地に遡上する津波の防潮堤設置ルート変更の影響前述したとおり，防潮堤設置ルートの変更前後において最高水位地点を含む敷地側面南側〜敷地前面東側の水位分布についてはほぼ変化がないことを確認した。ここでは，防潮堤設置ルートの変更前後において既往の敷地に遡上する津波（T.P.＋24m津波）による津波高さへの影響を検討した。なお，ここで，敷地に遡上する津波は，基準津波と同一の波源とし，防潮堤前面の最高水位がT.P.＋24mとなるように，津波波源のパラメータであるすべり量を増大させたものである。
防潮堤前面における既往の基準津波による津波高さと既往のT.P.＋24m津
波による津波高さの比較を第11図に示す。防潮堤前面における既往の基準津
波による津波高さと既往のT.P.＋24m津波による津波高さを比較した結果，T.P.＋20mを上回る大きな水位を示す敷地前面東側から敷地側面南側にかけて，津波高さの増幅傾向はほぼ同じと考えられる。
以上のことから、防潮堤設置ルートの変更前後においてT.P.＋24m津波による防潮堤前面での津波水位分布は大きく変わらないことが予想される。

添付 2.8.1-20

津波高さの増幅傾向が同じ

防潮堤前面の津波高さ(T.P.ｍ)

30

既往の T.P.＋24m 津波による津波高さ（仮想的に防潮堤位置に無限鉛直壁を設置した場合）

25
20
15
10

既往の基準津波による津波高さ
5
0
0

200

400

600

800

1000

1200

1400

1600

1800

距離(ｍ)

既往の基準津波による最大水位上昇量分布図

既往の T.P.＋24m 津波による最大水位上昇量分布図（防潮堤位置に無限鉛直壁を設定）

第 11 図既往の基準津波と既往の T.P.+24m 津波との比較

添付 2.8.1-21

以下に，防潮堤ルート変更が敷地に遡上する津波に及ぼす影響として，「津
波ＰＲＡの評価結果，事故シーケンス選定での取扱いに対する影響」，「有効性評価において想定する津波高さ，敷地への浸水状況への影響」，「敷地に遡上する津波に対する炉心損傷防止対策への影響」について検討した結果を
示す。

(1)

津波ＰＲＡの評価結果，事故シーケンス選定での取扱いに対する影響
防潮堤ルート変更に伴う津波ハザードの変更により，津波ＰＲＡの炉心損傷頻度に対して若干の影響が生じる可能性が考えられるものの，事故シナ
リオの分析に対して防潮堤ルート変更の影響はないことから，津波ＰＲＡから抽出される事故シーケンスについては同様となる。
また，防潮堤ルート変更後においても，防潮堤耐力を津波高さT.P.＋24mとすることから，「防潮堤損傷」として大規模損壊での対応に含まれることとなる津波高さ（津波区分３：T.P.＋24m〜）及び事故シーケンスグループ「津波浸水による注水機能喪失」として有効性評価において取り扱うこととなる津波高さ（津波区分１，２：T.P.＋20m〜T.P.＋24m）についても同
様となる。

(2)

有効性評価において想定する津波高さ，敷地への浸水状況への影響
ａ．想定する津波高さ（1）で述べたとおり，防潮堤ルート変更後においても，事故シーケン
スでの取扱いが変わらないことから，有効性評価において想定する津波
高さは，防潮堤ルート変更前と同様に重要事故シーケンス「原子炉建屋
内浸水による複数の緩和機能喪失」における最大の津波高さであり，防潮堤が健全な範囲において最大の津波高さとなる防潮堤位置においてT.P.
添付 2.8.1-22

＋24mの津波となる。
ｂ．敷地への浸水状況
防潮堤設置ルート変更後の敷地への浸水状況を予想するに当たって，敷地側面南側，敷地前面東側，敷地側面北側の3つに分けて整理したもの
を第3表に示す。
敷地内への流入が支配的となる，ルートを変更していない敷地側面南側〜敷地前面東側の水位，敷地への流入量（第2図参照）については，ほぼ変わらない結果となることが予想される。（第3表①）
また，防潮堤設置ルート変更前で敷地内への流入がほぼなかった敷地
側面北側の水位，敷地への流入量（第2図参照）についても，大きく増加
することはないことが予想される。（第3表②）
以上のことから，防潮堤設置ルート変更後における敷地内浸水評価については，ルート変更前の浸水評価結果から大きく変わるものではない
ことが予想される。

第3表

既往の基準津波による敷地に遡上する津波の推定
東

北

防潮堤

南

ルート変更有無

なし

一部あり

あり

変化なし

同程度

低下

大

中

小

（終端からの回込（越流による流（ 終端からの回みによる流入が入は限定的）

込みなし）

既往の基準津波の最大水位上昇量分布
ルート変更前
T.P.＋24m津波の流入量（取水口側）

支配的）

ルート変更後
T.P.＋24m津波のほぼ変わらない

ほぼ変わらない

流入量変化

（①）

（①）

（推定）

添付 2.8.1-23

大きく増加する
ことはない
（②）

(3)

敷地に遡上する津波に対する炉心損傷防止対策への影響(2)で述べたとおり，敷地内浸水評価については，防潮堤ルート変更前の
浸水評価結果から大きく変わるものではないことが予想される。そのため，防潮堤ルート変更前の敷地浸水評価を基に検討を行った敷地に遡上する津波に対する施設防護，及びアクセスルートの設定については，防潮堤ルー
ト変更後においても有効に機能するものと考えられる。
なお，防潮堤ルート変更後の敷地に遡上する津波の遡上解析について
は，今後実施し影響を確認する予定である。

添付 2.8.1-24

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

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

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

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）
・非常用窒素供給系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

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 水中型 ／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（常設スプレイヘッダ）
第５４条（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（可搬型スプレイノズル）のための設備）・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
第５６条（代替 淡水貯 槽，西 側淡水貯水 設備，サプレ ッション・（重大事故等の収束に必要とチェンバ，ほう酸水貯蔵タンク，使用済燃料プール）
なる水の供給設備）
・水の移送設備の確保（可搬型代替注水中型／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

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 ， Ｉ Ｐ 電 話 ，Ｉ Ｐ − Ｆ Ａ
第６１条Ｘ），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（通信連絡を行うため ・発電所外との通信連絡を行うための設備に必要な設備）−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

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 2.8.2-7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東側
接続口及び高所西側接続口についても，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

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

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 中 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〜西側淡水貯水設備〜高所東側接続口）のためのアクセスルートを指す。

添付 2.8.2-10

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格納槽及び地上敷設部
・ 常設低圧代替注水系格納槽
・ 原子炉建屋東側接続口
・ 原子炉建屋西側接続口
・ 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）
・ 緊急時対策所建屋
・ 高所東側接続口及び高所西側接続口

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
添付 2.8.2-11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

(2)

象】

①

原子炉建屋

②

緊急用海水ポンプピット③

格納容器圧力逃がし装置格納槽④

常設低圧代替注水系格納槽⑤

原子炉建屋西側接続口

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

(3)

象】

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地上敷設部（出口配管）⑧

原子炉建屋東側接続口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
添付 2.8.2-12

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。
【対

象】

⑩

緊急時対策所建屋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

高所東側接続口及び高所西側接続口

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

第1図

津波防護対象の配置図

添付 2.8.2-14

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東側接続口及び高所西側接続口については，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東側接続口及び高所西側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東側接続口及び高所西側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，複数の接添付 2.8.2-15

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。
以上のことから，高所東側接続口及び高所西側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

詳細図①参照

T.P.＋11m
詳細図②参照

シャフト部
・水配管
・油配管
・電気ケーブル
軽油貯蔵タンク（地下）地下トンネル（岩盤内）（T.P.-20m 程度）
俯瞰図

上面図

防護壁

防護壁
水密扉
接続口

接続口

高所東側接続口は，自然現象の影響を踏まえ，東側接続口と同様な防護柵を設置予定。

詳細図①（高所西側接続口）

詳細図②（高所東側接続口）

西側接続口
斜面崩壊時の影響は（地下格納槽）（2／2）を参照
接続口
T.P.＋11m
原子炉建屋
T.P.＋8m

常設代替高圧電源装置置場

地下トンネル（岩盤内）（T.P.-20m 程度）

注水配管
断面図

第2図

・トンネル内にはケーブル接続部を設けない。
・軽油配管にはフランジ部を設けない。
・水配管，軽油配管はケーブル類より下位置に配置する。
・ケーブル敷設部と水配管敷設部の間には点検通路スペースを設ける。

今後の検討結果等により変更となる可能性がある

高所東側接続口及び高所西側接続口の構造（1／2）

添付 2.8.2-17

常設代替高圧
電源装置

7m（常設代替高圧電源装置
から擁壁端部までの距離）

T.P.＋11m

高所東側接続口T.P.＋8m

3m（地盤改良範囲）
擁壁

アクセスルート

常設代替高圧電源装置から約 3m の範囲は地盤改良を行うことから，高所東側接続口は斜面崩壊の影響を受けない。
また，高所東側接続口へのホース接続は，地盤改良範囲（約 3m）で作業が可能である。
地盤改良範囲等は今後の検討結果等により変更となる可能性がある

第2図

高所東側接続口及び高所西側接続口の構造（2／2）

添付 2.8.2-18

第3表
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

高所接続口に対して考慮する共通要因及び設計方針
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 2.8.2-19

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

基準津波を超え敷地に遡上する津波（以下「敷地に遡上する津波」と い う 。）が 発 生 し た 場 合 に は ，最 初 に 地 震 が 発 生 し ，そ の 後 に 津 波 が
発 電 所 敷 地 に 到 達 す る と 想 定 さ れ る 。こ れ に 対 し て 本 評 価 に お い て は ，地震の発生と同時に津波が発電所に到達したとして評価している。
以下では，地震発生から敷地に遡上する津波が発電所に到達するまでの時間を考慮した場合の影響について検討する。

1.

津波到達の時間遅れを考慮する場合の対応操作(1)

地震発生から敷地に遡上する津波の到達までに想定される対応
操作
地 震 発 生 時 点 で「 地 震 加 速 度 大 」に よ り 原 子 炉 が ス ク ラ ム す る 。

また，給復水系が停止した場合には，原子炉水位が低下し，原子炉水位異常低下（レベル２）設定点にて原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系が自動起動し，原子炉への注水が行われるとともに主蒸気隔離弁が閉止し，原子炉は隔離状態となる。これらの機器動作は，インターロックによる自動作動であるため，運転員による対応はプラント状況及び自動作動した機器等の確認のみである。
原子炉への注水が確保された以降は，サプレッション・プール
水温度等を確認し，必要に応じて残留熱除去系による格納容器除熱を実施する。

添付 2.8.3-1

(2)敷地に遡上する津波の到達後に想定される対応操作
地震に伴い発生する事象への対応中に敷地に遡上する津波の到達により敷地内が浸水した場合には，非常用ディーゼル発電機海水ポンプ，高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水ポンプ及び残留熱除去系海水系ポンプが機能喪失する。このため，高圧炉心スプレイ系は停止するが，原子炉隔離時冷却系による原子炉注水は維持される。また，外部電源が喪失している場合は，高所作業により可搬型設備の準備を開始するとともに，常設代替高圧電源
装置により交流電源を確保し，サプレッション・プール水温度が
熱容量制限に到達した時点で原子炉を減圧し，低圧の注水機能を用いて原子炉注水を実施する。格納容器除熱は，緊急用海水系及び残留熱除去系により確保する。これらの対応操作は，地震発生と同時に津波が発電所に到達すると想定した場合と同様である。

2.

津波到達の時間遅れを考慮した場合の影響
1． で 述 べ た と お り ， 地 震 が 発 生 し て か ら 津 波 到 達 ま で は ， 自 動 起

動した原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系による原子炉注
水の状況を確認するとともに，サプレッション・プール水温度が上昇した場合には，残留熱除去系による格納容器除熱を実施する。ここで，原子炉注水又は格納容器除熱が開始される直前に津波が到達した場合の影響について考察する。
原子炉注水については，原子炉水位が原子炉水位異常低下（レベル２）設定点に到達する直前に津波が到達し，高圧炉心スプレイ系が自動起動しなかった場合でも，原子炉隔離時冷却系が自動起動することで原子炉注水が確保され，炉心冷却は維持される。また，解添付 2.8.3-2

析上も高圧炉心スプレイ系による原子炉注水に期待しない評価としている。
格 納 容 器 除 熱 に つ い て は ， サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 度 が 32℃に到達し，残留熱除去系の起動操作を開始した直後に津波により残留 熱 除 去 系 海 水 系 が 停 止 し た 場 合 で も ，格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 200℃ 又は 格 納 容 器 圧 力 0.62MPa[gage］ に 到 達 す る ま で に 緊 急 用 海 水 系 を 用いた残留熱除去系による格納容器除熱を開始すれば良く，十分な時
間余裕が確保されている

3.

まとめ
地震の発生と同時に津波が発電所に到達することを想定する場合，地震による原子炉スクラム等への対応操作に加えて，敷地に遡上す
る津波による機能喪失状態に応じた対応操作が重なるため，運転員
等操作の観点からより厳しい条件となる。また，津波到達の時間遅れを考慮した場合でも，原子炉注水は原子炉隔離時冷却系の自動起動により確保され，格納容器除熱は事象後期に実施することから，評価項目に与える影響はない。以上により，評価上，地震の発生と同時に津波が発電所に到達することを想定することは妥当であると考える。

添付 2.8.3-3

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）

1.

水源に関する評価①

淡水源（有効水量）
・ 西 側 淡 水 貯 水 設 備 ： 4,300m ３

2.
①

水使用パターン
可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水
事象発生 8 時間 1 分後，定格流量で西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水を実施する。
炉心冠水後は，原子炉水位高（レベル８）設定点から原子炉水位低（レベル３）設定点の範囲で注水する。
交流動力電源が復旧した後，可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水を停止する。

②

可搬型代替注水中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
格 納 容 器 圧 力 が 279kPa[gage]に 到 達 す る 事 象 発 生 約 13 時 間 後 ，
西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代替注水中型ポンプを用いた格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却を実施する。
交流動力電源が復旧した後，可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器冷却を
添付 2.8.4-1

停止する。

3.

時間評価
事象発生から可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水が開始されるまでは，原子炉隔離時冷却系により原子炉注水を実施するため，西側淡水貯水設備の水量は減少しない。
事象発生 8 時間 1 分以降は，可搬型代替注水中型ポンプを用いた
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水等を実施するため，西側淡水貯水設備の水量は減少する。
交 流 動 力 電 源 が 復 旧 す る 事 象 発 生 24 時 間 以 降 は ，残 留 熱 除 去 系 による原子炉注水等を実施し，可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水等を停止するため，西側
淡水貯水設備の水量の減少は停止する。
こ の 間 の 西 側 淡 水 貯 水 設 備 の 使 用 水 量 は 合 計 約 2,130m ３ で あ る 。

添付 2.8.4-2

積 算 注 水 量 (m３ )可 搬 型 代 替 注 水 中 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 開 始

可 搬 型 代 替 注 水 中 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開始
4,300m３
可 搬 型 代 替 注 水 中 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 停 止
可 搬 型 代 替 注 水 中 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停止

第 1図

外部水源による積算注水量（津波浸水による注水機能喪失）

4.

水源評価結果時 間 評 価 の 結 果 か ら ，7 日 間 の 対 応 に お い て 合 計 約 2,130m ３ の 水 が必 要 と な る が ， 西 側 淡 水 貯 水 設 備 に 4,300m ３ の 水 を 保 有 す る こ と から必要水量を確保している。このため，安定して冷却を継続することが可能である。

添付 2.8.4-3

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）

保守的に全ての設備が，事象発生直後から 7 日間燃料を消費するものとして
評価する。
時系列
常設代替高圧電源装置 5 台起動（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
420.0L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×5 台（運転台数）＝約 352.8kL
可搬型代替注水中型ポンプ 2 台起動（低圧代替注水系（可搬型）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型））
35.7L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×2 台（運転台数）＝約 12.0kL

緊急時対策所用発電機 1 台起動（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
411L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×1 台（運転台数）＝約 70.0kL

添付 2.8.5-1

合計

判定

7 日間の
軽油消費量
約 352.8kL

軽油貯蔵タ
ンクの容量
は 約 800kL
であり，7 日
間対応可能

7 日間の
軽油消費量
約 12.0kL

可搬型設備
用軽油タン
クの容量は
約 210kL であり，7 日間
対応可能

7 日間の
軽油消費量
約 70.0kL

緊急時対策
所用発電機
燃料油貯蔵
タンクの容
量 は 約 75kL
であり，7 日間の対応可能

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）
主要負荷リスト
起動順序【 電 源 設 備：常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 】
負荷容量
(kW)

主要機器名称緊急用母線自動起動負荷・ 緊 急 用 直 流 125V充 電 器
・その他必要な負荷
非常用母線２Ｃ自動起動負荷・ 直 流 125V充 電 器 Ａ
・非常用照明※４・ 120／ 240V計 装 用 主 母 線 盤 ２ Ａ
・その他必要な負荷
・その他不要な負荷※４
非常用母線２Ｄ自動起動負荷・ 直 流 125V充 電 器 Ｂ
・非常用照明※４・ 120／ 240V計 装 用 主 母 線 盤 ２ Ｂ
・その他不要な負荷※４
緊急用海水ポンプ
その他必要な負荷
残留熱除去系ポンプ
その他必要な負荷
代替燃料プール冷却系ポンプ
非常用ガス再循環系排風機
非常用ガス処理系排風機
その他必要な負荷
停止負荷
中央制御室換気系空気調和機ファン
中央制御室換気系フィルタ系ファン
その他不要な負荷
蓄電池室排気ファン
その他不 要 な 負荷

①

②

③

④
⑤
⑥
⑦

⑧
⑨

約 120
約 84
約 79
約 108
約 134
約 14
約 234
約 60
約 86
約 134
約 135
約 510
約4
約 584
約3
約 30
約 55
約8
約 95
約 − 52
約 45
約8
約 183
約8
約 154

負荷起動時の最
大負荷容量(kW)

定常時の連続最大
負荷容量
(kW)

約 252

約 204

約 786

約 773

約 1,193

約 1,188

約 2,170

約 1,702

約 3,127

約 2,289

約 2,398

約 2,319

約 2,613

約 2,425

約 3,002

約 2,661

約 3,215

約 2,823

負 荷 容 量 (kW)
常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 5台 の 最 大 容 量 6,900kW※ １

7,000

6,000
常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 5台 の 連 続 定 格 容 量 5,520kW※ ２
常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 2台の 最 大 容 量 2,760kW※ １

5,000

常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 2台の 連 続 定 格 容 量 2,208kW※ ２

4,000

⑨

⑤
3,000

⑥

最大負荷容量
約 3,215kW

⑧
⑦

④
2,000

③
1,000

②
①

0

▲

▲

24

25

経 過 時 間 (h)常設代替高圧電源装置 3 台
追加起動※３
常設代替高圧電源装置 2 台
起動
常設代替高圧電源装置の負荷積算イメージ
※1
※2
※3
※4

常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 定 格 出 力 運 転 時 の 容 量 （ 1,380kW×運 転 台 数 ＝ 最 大 容 量 ）常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 定 格 出 力 運 転 時 の 80％ の 容 量 （ 1,380kW×0.8×運 転 台 数 ＝ 連 続 定 格 容 量 ）非常用母線の負荷への給電に伴い，負荷容量が増加するため，常設代替高圧電源装置を 3 台追加起動する
有効性評価で期待していないが電源供給される不要な負荷

添付 2.8.6-1

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「 2.8

津 波 浸 水 に よ る 注 水 機 能 喪 失 」で は ，海 水 系 と し て 緊 急 用 海水系を用いている点以外に，第 1 表に示すとおり敷地に遡上する津波の影響により有効性評価において期待しないが他に取り得る手段の一部 が 「 2.3.1

全 交 流 動 力 電 源 喪 失 （ 長 期 Ｔ Ｂ ）」 と 相 違 が あ る 。

第 1表

事故対応の相違点

事故対応

相違理由

可搬型代替低圧電源車による受電操作
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
消火系による原子炉注水及び格納容器
冷却高所以外の可搬型設備を用いた事故対応には期待しないこととしている

消火系が設置されているタービン建屋への浸水による機能喪失の可能性を考慮し期待しない

添付 2.8.7-1

4.

使用済燃料プールにおける重大事故に至るおそれがある事故

4.1

想定事故１

4.1.1

想定事故１の特徴，燃料損傷防止対策(1)

想定する事故「使用済燃料プールにおける重大事故に至るおそれがある事故」において，使用済燃料プールにおける燃料損傷防止対策の有効性を確認するために想定する事故の一つは，「1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，想定事故１として「使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失することにより，使用済燃料プール内の水の温度が上昇し，蒸発により水位が低下する事故」である。

(2)

想定事故１の特徴及び燃料損傷防止対策の基本的考え方
想定事故１では，使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失することを想定する。このため，使用済燃料プール水温が徐々に上昇し，やがて沸騰して蒸発することによって使用済燃料プール水位が緩慢に低下することから，緩和措置が取られない場合には，使用済燃料プール水位の低下
により燃料が露出することで燃料損傷に至る。
本想定事故は，使用済燃料プールの冷却機能及び注水機能が喪失したことによって燃料損傷に至る事故を想定するものである。このため，重大事
故等対処設備の有効性評価としては，使用済燃料プールの注水機能に対する重大事故等対処設備に期待することが考えられる。
以上により，想定事故１では，使用済燃料プールへの注水の確保を行う
ことによって，燃料損傷の防止を図るとともに，使用済燃料プール水位を
維持する。

4.1−1

(3)

燃料損傷防止対策想定事故１における機能喪失に対して，使用済燃料プール内の燃料が著しい損傷に至ることなく，かつ，十分な冷却を可能とするため，常設低圧
代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した
使用済燃料プールへの注水手段，可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水手段，
及び可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水手段を整備する。また，常設低圧代
替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへの注水手段，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プー
ルへの注水手段及び可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水
系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールへの注水手段を整備する。
本評価では，対応操作に時間を要する可搬型設備を用いた手段を対象とすることとし，この中から，地震・津波の影響を受けず，手順上で優先順
位の高い西側淡水貯水設備を水源とする，可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水手段を評価対象とすることとし，その他の注水手段については評価上考慮しないものとする。これらの対策の概略系統図を第 4.1−1 図に，対応手順の概要を第 4.1−2 図に示すとともに，重大事故等対策の概要を以下に示す。また，重大事故等対策における手順と設備との関係を第 4.1−1 表に示す。
想定事故１において必要な要員は，災害対策要員（初動）17 名及び参集要員 2 名である。
4.1−2

災害対策要員（初動）の内訳は，当直発電長 1 名，当直副発電長 1 名，
運転操作対応を行うための当直運転員 3 名，指揮，通報連絡を行うための災害対策要員（指揮者等）4 名及び現場操作を行うための重大事故等対応
要員 8 名である。
参集要員の内訳は，タンクローリによる燃料給油操作を行うための重大事故等対応要員 2 名である。
必要な要員と作業項目について第 4.1−3 図に示す。

ａ．使用済燃料プール冷却機能喪失の確認（残留熱除去系，燃料プール冷
却浄化系）
使用済燃料プールを冷却している系統が機能喪失することにより，使用済燃料プール水の温度が上昇する。燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系（燃料プール冷却機能）の再起動操作が困難な場合，使用済燃料
プールの冷却機能が喪失したことを確認する。
使用済燃料プールの冷却機能の喪失を確認するために必要な計装設備
は，使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），残留熱除去系系統流量等である。
ｂ．使用済燃料プール注水機能喪失の確認（補給水系，残留熱除去系）
使用済燃料プール冷却機能喪失の確認後，使用済燃料プール水の温度上昇による蒸発により，使用済燃料プール水位が低下することが想定されるため，補給水系及び残留熱除去系による使用済燃料プールへの注水※操作を行う。補給水系及び残留熱除去系による使用済燃料プールへの注水が困難な場合，使用済燃料プールの注水機能が喪失したことを確認する。
※

残留熱除去系（燃料プール冷却機能）と系統構成が異なるため，残留熱除去

4.1−3

系による使用済燃料プールへの注水が可能な場合がある。

使用済燃料プール注水機能喪失を確認するために必要な計装設備は，使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），残留熱除去系系統流量等である。
ｃ．使用済燃料プール水位，温度監視
使用済燃料プールの冷却機能喪失の確認後，使用済燃料プールの水位，
温度を監視する。
使用済燃料プール水位，温度を監視するために必要な計装設備は，使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）等である。
（添付資料 4.1.1）
ｄ．使用済燃料プール冷却機能の回復操作
使用済燃料プール冷却機能（残留熱除去系，燃料プール冷却浄化系）の回復操作を実施する。
ｅ．使用済燃料プール注水機能の回復操作
使用済燃料プール注水機能（補給水系，残留熱除去系)の回復操作を実施する。
ｆ．常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作
中央制御室からの遠隔操作により，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水を実施する。
なお，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水は評価上考慮しない。
常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作に必要な計装設備は，使用済
4.1−4燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）等である。
ｇ．可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイの準備操作
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイ実施のための準備操作として，ホース及び可搬型スプレイノズルを設置する。本作業は，原子炉建屋原子炉棟内での作業を伴うことから，原子炉建屋原子炉棟内での作業環境が悪化する前に実施するため，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水と同時並行で実施する。なお，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイは評価上考慮しない。
ｈ．可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作
可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作は，使用済燃料プールの冷却機能喪失による異常の認知を起点として開始する。
外部電源が喪失している場合，中央制御室からの遠隔操作により常設
代替高圧電源装置から緊急用母線を受電し，必要な計装設備及び可搬型
代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）の電動弁に給電する。
緊急用母線の受電に必要な計装設備は，緊急用Ｍ／Ｃ電圧である。
可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水を開始することにより，使用済燃料プール水位を回復する。その後，蒸発量に応じた水量を注水すること
4.1−5

で，使用済燃料プール水位を，必要な遮蔽を確保できる最低水位（線量率が 10mSv／h※ となる通常水位から約 0.86m 下の水位）より高く維持する。
※

本想定事故における必要な遮蔽の目安とした線量率は，原子炉建屋原子炉棟 6 階での作業時間から 10mSv／h に設定した。原子炉建屋原子炉棟 6階での操作は，重大事故等対応要員による使用済燃料プールスプレイの準備操作（ホース敷設，可搬型スプレイノズル設置）を想定しており，
原子炉建屋原子炉棟 6 階を含め，原子炉建屋内に滞在する時間は 2.2 時
間以内である。そのため，重大事故等対応要員の被ばく量は最大でも22mSv であり，緊急作業時における被ばく限度の 100mSv に対して余裕がある。
また，作業員等が事象発生時に原子炉建屋原子炉棟 6 階に滞在していた場合でも，事象発生後速やかに管理区域外へ退避するため，原子炉建屋
原子炉棟 6 階での被ばく量は限定的である。

可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水を確認するために必要な計装設備
は，使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）等である。
ｉ．タンクローリによる燃料給油操作
タンクローリにより可搬型設備用軽油タンクから可搬型代替注水中型
ポンプに燃料給油を実施する。

以降，使用済燃料プール水位の維持は，可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水により継続的に実施する。

4.1−6

4.1.2

燃料損傷防止対策の有効性評価(1)

有効性評価の方法
想定事故 1 の評価においては，「1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，「使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失することにより，使用済燃料プール内の水の温度が上昇し，蒸発により水位が低下する事故」を想定する。
想定事故１では，使用済燃料プールの冷却機能及び注水機能の喪失に伴い使用済燃料プール水温が上昇し，やがて沸騰して蒸発することによって使用済燃料プール水位が緩慢に低下するが，使用済燃料プールへの注水により，使用済燃料プール水位が放射線の遮蔽が維持される最低水位（線量率が 10mSv／h となる通常水位から約 0.86m 下の水位）を確保できることを評価する。なお，放射線の遮蔽が維持される使用済燃料プール水位を確保できることで，燃料有効長頂部の冠水は維持される。また，未臨界が維持されることについては，使用済燃料プール水の水密度によらず未臨界が維持できることを評価する。
また，評価条件の不確かさの影響評価の範囲として，想定事故１における運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影
響及び操作時間余裕を評価する。
（添付資料 4.1.2，4.1.3）(2)

有効性評価の条件
想定事故１に対する初期条件も含めた主要な評価条件を第 4.1−2 表に示す。また，主要な評価条件について，想定事故１特有の評価条件を以下に示す。
なお，本評価では，崩壊熱及び当直運転員の人数の観点から厳しい条件
4.1−7

である，原子炉運転停止中の使用済燃料プールを前提とする。原子炉運転中の使用済燃料プールは，崩壊熱が原子炉運転停止中の使用済燃料プールに比べて小さく事象進展が緩やかになること，また，より多くの当直運転員による対応が可能であることから本評価に包絡される。
（添付資料 4.1.2）
ａ．初期条件(a)

使用済燃料プールの初期水位及び初期水温
使用済燃料プールの初期水位は通常水位とし，保有水量を厳しく見積もるため，使用済燃料プールと隣接する原子炉ウェルの間に設置されているプールゲートは閉状態を仮定する。また，使用済燃料プールの初期水温は，運転上許容される上限の 65℃とする。

(b)

崩壊熱
使用済燃料プールには貯蔵燃料のほかに，原子炉停止後に最短時間（原子炉停止後 9 日）で取り出された全炉心分の燃料が一時保管されていることを想定し，使用済燃料プールの崩壊熱として約 9.1MW を用いるものとする。
なお，このときの崩壊熱による保有水の蒸発を補うために必要な注水量（水源温度 35℃）は約 13m ３ ／h である。

ｂ．事故条件(a)

安全機能の喪失に対する仮定
使用済燃料プール冷却機能及び注水機能として，残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給），燃料プール冷却浄化系，補給水系の機能が喪失するものとする。

(b)

外部電源
外部電源はないものとする。
4.1−8

外部電源がない場合においても，可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水は可能であり，外部電源がある場合と事象進展は同様となるが，資源の評価の観点から厳しくなる，外部電源がない場合を想定する。
ｃ．重大事故等対策に関連する機器条件(a)

可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）
使用済燃料プールへの注水は，可搬型代替注水中型ポンプ 2 台を使用するものとする。使用済燃料プールへの注水流量は，燃料の崩壊熱による使用済燃料プール水の蒸発量を上回り燃料損傷防止が可能な流量として，50m ３ ／h を設定する。

ｄ．重大事故等対策に関連する操作条件
運転員等操作に関する条件として，「1.3.5

運転員等の操作時間に対する仮定」に示す分類に従って以下のとおり設定する。
(a)

可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作は，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイの準備操作（ホース敷設，可搬型ス
プレイノズル設置）の終了後から開始するものとし，可搬型代替注水
中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作の時間を考慮して，事象発生 8 時間後から注水を開始する。

(3)

有効性評価の結果
想定事故１における使用済燃料プール水位の時間変化を第 4.1−4 図に，
4.1−9

使用済燃料プール水位と線量率の関係を第 4.1−5 図に示す。
ａ．事象進展
使用済燃料プールの冷却機能が喪失した後，使用済燃料プール水温は
約 6.9℃／h で上昇し，事象発生から約 5.1 時間後に 100℃に到達する。
その後，蒸発により使用済燃料プール水位は低下し始めるが，事象発生から 8 時間経過した時点で可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水を開始することにより，使用済燃料プール水位は回復する。
その後は，蒸発量に応じた水量を使用済燃料プールに注水し，使用済
燃料プール水位を維持しつつ，使用済燃料プールの冷却機能の回復に努める。

ｂ．評価項目等
使用済燃料プール水位は，第 4.1−4 図に示すとおり，通常水位から約0.38m 下まで低下するにとどまり，燃料有効長頂部は冠水維持される。
また，使用済燃料プール水は事象発生約 5.1 時間で沸騰し，その後 100℃付近で維持される。
また，第 4.1−5 図に示すとおり，使用済燃料プール水位が通常水位から約 0.38m 下の水位になった場合の線量率は，約 1.1mSv／h であり，必要な遮蔽の目安と考える 10mSv／h と比べて低いことから，この水位において放射線の遮蔽は維持されている。なお，線量率の評価点は原子炉建
屋原子炉棟 6 階における制御棒貯蔵ハンガ真上の床面高さとしている。
使用済燃料プールでは燃料集合体がボロン添加ステンレス鋼製ラック
セルに貯蔵されており，必要な燃料間距離をとる等の設計により，水密度によらず未臨界は維持される。
4.1−10

事象発生 8 時間後から可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水を行うことで使用済燃料プール水位は回復し，その後，蒸発量に応じた使用済燃料プールへの注水を継続し，機能喪失している設備の回復に努める。回復後は残留熱除去系等による冷却を実施することで安定状態を維持できる。
以上により，本評価では，「1.2.3.2

有効性を確認するための評価項

目の設定」に示す(1)から(3)の評価項目について，対策の有効性を確認した。
（添付資料 4.1.4，4.1.5，4.1.13）

4.1.3

評価条件の不確かさの影響評価

評価条件の不確かさの影響評価の範囲としては，運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価する。
想定事故１では，使用済燃料プールの冷却機能及び注水機能が喪失することが特徴である。よって，不確かさの影響を確認する運転員等操作は，事象進展に有意な影響を与えると考えられる操作として，可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プー
ルへの注水操作とする。
(1)

評価条件の不確かさの影響評価
ａ．初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件
初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件は，第 4.1−2 表に示すとおりであり，それらの条件設定を設計値等，最確条件とした場合の影響を評価する。また，評価条件の設定に当たっては，設計
4.1−11

値を用いるか又は評価項目となるパラメータに対する余裕が小さくなる
よう保守的な設定をしていることから，この中で事象進展に有意な影響を与える可能性がある項目について，評価結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
初期条件の燃料の崩壊熱は，評価条件の約 9.1MW に対して最確条件
は約 9.1MW 以下であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，評価条件で設定している燃料の崩壊熱と同等以下となる。崩壊熱約 9.1MW の場合は，評価条件と最確条件は同等であることから運転員操作時間に与える影響はない。また，崩壊熱約 9.1MW 未満の場合
は，使用済燃料プールの水温上昇及び水位低下速度は緩やかになるが，注水操作は燃料の崩壊熱の状態に応じた対応をとるものではなく，使用済燃料プールの冷却機能の喪失による異常の認知を起点とするものであるため，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の使用済燃料プール水温は，評価条件の 65℃に対して最確
条件は約 12℃〜約 40℃であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，評価条件で設定している使用済燃料プールの初期水温より低くなることが考えられ，その場合には，更に時間余裕が長くなるが，注水操作は燃料プール水の初期水温に応じた対応をとるものではなく，使用済燃料プールの冷却機能喪失による異常の認知を起点とするものであるため，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の使用済燃料プールの水位は，評価条件の通常水位に対して最確条件は通常水位付近であり，本評価条件の不確かさとして，その変動を考慮した場合，通常水位より低くなることも考えられ，その場合には，時間余裕及び水位低下による異常認知の時間が短くなるが，注水操作は燃料プール水の初期水位に応じた対応をとるものではなく，
4.1−12

使用済燃料プールの冷却機能喪失による異常の認知を起点とするものであるため，運転員等操作時間に与える影響はない。また，初期に地震誘因のスロッシングが発生していた場合は，最大で 0.70m 程度の水位の低下が発生し，使用済燃料プール水位が放射線の遮蔽が維持される最低水位（線量率が 10mSv／h となる通常水位から約 0.86m 下の水位）に到達するまでの時間は事象発生から約 5 時間後となり，それ以降は原子炉建屋原子炉棟 6 階の線量率が上昇し，その場における長時間の作業は困難となる。ただし，可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水
操作は屋外での操作であるため，現場操作に必要な遮蔽は維持される。
このため運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件のプールゲートの状態は，評価条件のプールゲート閉鎖に対して最確条件はプールゲート開放であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，保有水量はプールゲート閉鎖時と比べ約1.6 倍となり，使用済燃料プールの水温上昇及び蒸発による水位低下
速度は緩やかになるが，注水操作は水温の状態に応じた対応をとるものではなく，使用済燃料プールの冷却機能喪失による異常の認知を起点とするものであるため，運転員等操作時間に与える影響はない。
（添付資料 4.1.6, 4.1.7, 4.1.8）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
初期条件の燃料の崩壊熱は，評価条件の約 9.1MW に対して最確条件
は約 9.1MW 以下であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，評価条件で設定している燃料の崩壊熱と同等以下となる。崩壊熱約 9.1MW の場合は，評価条件と最確条件は同等であることからパラメータに与える影響はない。また，崩壊熱約 9.1MW 未満の場合は使4.1−13

用済燃料プールの水温上昇及び水位低下速度は緩やかになることから，評価項目となるパラメータに対する余裕が大きくなる。
初期条件の使用済燃料プール水温は，評価条件の 65℃に対して最確
条件は約 12℃〜約 40℃であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，評価条件で設定している使用済燃料プールの水温より低くなるため，沸騰開始時間が遅くなり，水位低下は緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕が大きくなる。なお，
自然蒸発，使用済燃料プールの水温及び温度上昇の非一様性により，評価で想定している沸騰による水位低下開始時間より早く水位の低下が始まることも考えられる。しかし，自然蒸発による影響は沸騰による水位低下と比べてわずかであり，気化熱により使用済燃料プール水は冷却される。また，使用済燃料プールの水温の非一様性も沸騰開始
後の気泡上昇を駆動力とした対流により影響が小さくなることが考えられる。仮に事象発生直後から沸騰による水位低下が開始すると想定した場合は，使用済燃料プール水位が放射線の遮蔽が維持される最低水位（線量率が 10mSv／h となる通常水位から約 0.86m 下の水位）に到達するまでの時間は事象発生から約 6 時間後となり，それ以降は原子
炉建屋原子炉棟 6 階の線量率が上昇し，その場における長時間の作業は困難となる。ただし，可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作
は屋外での操作であるため，現場操作に必要な遮蔽は維持される。また，燃料有効長頂部まで水位が低下するまでの時間は事象発生から 2日以上あり，事象発生から 8 時間後までに可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した注水が可能であるため，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
4.1−14

初期条件の使用済燃料プール水位は，評価条件の通常水位に対して最確条件は通常水位付近であり，本評価条件の不確かさとして，その変動を考慮した場合，通常水位より低くなることも考えられ，その場
合には，より時間余裕が短くなるが，仮に初期水位を水位低警報レベ
ル（通常水位から約 0.14m 低下した位置）とした場合であっても，放射線の遮蔽が維持される最低水位（線量率が 10mSv／h となる通常水位から約 0.86m 下の水位）に到達するまでの時間は事象発生から約 10
時間，水位が燃料有効長頂部まで低下するまでの時間は事象発生から2 日以上あり，事象発生から 8 時間後までに可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した注水が可能であるため，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，
初期に地震誘因のスロッシングが発生していた場合は，最大で約0.70m 程度の水位の低下が発生し，使用済燃料プール水位が放射線の遮蔽が維持される最低水位（線量率が 10mSv／h となる通常水位から約0.86m 下の水位）に到達するまでの時間は事象発生から約 5 時間後となり，それ以降は原子炉建屋原子炉棟 6 階の線量率が上昇し，その場における長時間の作業は困難となる。ただし，可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作は屋外での操作であるため，現場操作に必要な遮蔽は維持される。また，燃料有効長頂部まで水位が低下するまでの時間は事象発生から 2 日以上あり，事象発生から 8 時間後までに可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した注水が可能であるため，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。なお，本スロッシングの評価には余震の影響を考慮していないが，余震は本震よりも小さな地震動となると考えられ，本震
4.1−15

時のスロッシングによってプール水位が約 0.70m 低下しているため，
プール水温度の上昇による水位の上昇を考慮しても余震による有意な水位低下はないと考えられる。
初期条件のプールゲートの状態は，評価条件のプールゲート閉鎖に対して最確条件はプールゲート開放であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，保有水量はプールゲート閉鎖時と比べ約1.6 倍となり，使用済燃料プールの水温上昇及び水位低下速度は緩やかになることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。

ｂ．操作条件
操作条件の不確かさとして，操作に係る不確かさを「認知」，「要員配置」，「移動」，「操作所要時間」，「他の並列操作有無」及び「操作の確実さ」の 6 要因に分類し，これらの要因が，運転員等操作時間に与える影響を評価する。また，運転員等操作時間に与える影響が評価項目となるパラメータに与える影響を評価した。評価結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
操作条件の可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作は，評価上の操作開始時間として事象発生から 8 時間後を設定している。運転員
等の操作時間に与える影響として，評価上の操作開始時間を事象発生
8 時間後として設定しているが，本操作は，可搬型代替注水大型ポン
プによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した
使用済燃料プールスプレイの準備操作（ホース敷設，可搬型スプレイ
ノズル設置）の終了後から開始するものであり，可搬型代替注水大型
4.1−16

ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用
した使用済燃料プールスプレイの準備操作の所要時間，及び可搬型代
替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用
した使用済燃料プールへの注水操作の所要時間を考慮すると，実際には使用済燃料プールへの注水開始時間は早くなることが考えられるため，使用済燃料プール水位の回復は早くなる。
(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
操作条件の可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した注水操作は，運転員等操作時間に与える影響として，評価上の操作開始時間に対して，実際の操作開始時間が早くなる場合が考えられ，この場合使用済燃料プール水位の回復が早くなり，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
（添付資料 4.1.9）(2)

操作時間余裕の把握操作遅れによる影響度合いを把握する観点から，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認できる範囲内での操作時間余裕を確認し，その結果を以下に示す。
操作条件の可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作に対する時間余裕については，放射線の遮蔽が維持される最低水位（線量率が 10mSv／h となる
通常水位から約 0.86m 下の水位）に到達するまでの時間が事象発生から 11
時間以上，燃料有効長頂部に到達するまでの時間が事象発生から 2 日以上であり，これに対して，注水を開始するまでの時間は事象発生から 8 時間
であることから，時間余裕がある。
4.1−17

（添付資料 4.1.9）
(3)

ま と め
評価条件の不確かさの影響評価の範囲として，運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を確認した。この結果，評価条件の不確かさが運転員等操作時間に与える影響等を考慮した場合においても，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。この他，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認できる範囲内において，運転員等操作時間には時間余裕がある。

4.1.4

必要な要員及び資源の評価(1)

必要な要員の評価
想定事故１の重大事故等対策における必要な災害対策要員（初動）は，「4.1.1(3)

燃料損傷防止対策」に示すとおり 17 名である。
「6.2

重大事

故等対策時に必要な要員の評価結果」で説明している災害対策要員（初動）の 37 名で対処可能である。
また，必要な参集要員は，「4.1.1(3)

燃料損傷防止対策」に示すとおり

2 名であり，参集要員 72 名に含まれることから対処可能である。

(2)

必要な資源の評価
想定事故１において，必要な水源，燃料及び電源は「6.1(2)

資源の評

価条件」の条件にて評価している。その結果を以下に示す。
ａ．水源

可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水操作については，7 日間の対応を考慮
すると,合計約 2,120m３ の水が必要となる。
4.1−18

水源として，西側淡水貯水設備に 4,300m３の水を保有していることから，水源が枯渇することはなく，7 日間の対応が可能である。
（添付資料 4.1.10）
ｂ．燃

料

外部電源喪失を想定した場合，事象発生直後から 7 日間の非常用ディーゼル発電機，高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機及び常設代替交流
電源設備（常設代替高圧電源装置 2 台）の運転を想定すると，非常用ディーゼル発電機については約 484.0kL，高圧炉心スプレイ系ディーゼル
発電機については約 130.3kL，常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 2 台）については約 141.2kL，合計で約 755.5kL の軽油が必要となる。軽油貯蔵タンクには約 800kL の軽油を保有していることから，非常用ディーゼル発電機，高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機及び常設
代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 2 台）による 7 日間の電源供給の継続が可能である。
可搬型代替注水中型ポンプ（2 台）による代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水については，事象発生直後から 7 日間の可搬型代替注水中型ポンプ（2 台）の運転を想定すると，約 12.0kL の軽油が必要となる。可搬型設備用軽油タンクには約 210kLの軽油を保有していることから，可搬型代替注水中型ポンプ（2 台）による代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した 7 日間の使用済燃料プールへの注水の継続が可能である。
緊急時対策所用発電機による電源供給について，事象発生直後から 7日間の緊急時対策所用発電機の運転を想定すると，約 70.0kL の軽油が必要となる。緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンクに約 75kL の軽油を保有していることから，緊急時対策所用発電機による 7 日間の電源供給の4.1−19

継続が可能である。
（添付資料 4.1.11）ｃ．電源

外部電源喪失を想定した場合，重大事故等対策時に必要な負荷のうち，非常用ディーゼル発電機等からの電源供給を考慮する負荷については，
非常用ディーゼル発電機等の容量内に収まることから，必要負荷に対しての電源供給が可能である。
常設代替交流電源設備からの電源供給を考慮する負荷については約394kW 必要であるが，常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 2台）の連続定格容量は 2,208kW であることから，必要負荷に対しての電源供給が可能である。
緊急時対策所用発電機については，必要負荷に対しての電源供給が可能である。
（添付資料 4.1.12）

4.1.5

結

論

想定事故１では，使用済燃料プールの冷却機能が喪失し，使用済燃料プール水温が上昇し，やがて沸騰して蒸発することによって使用済燃料プー
ル水位が緩慢に低下することから，緩和措置がとられない場合には，使用済燃料プール水位の低下により燃料集合体が露出し，燃料損傷に至ることが特徴である。想定事故１に対する燃料損傷防止対策としては，可搬型代
替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した
使用済燃料プールへの注水手段を整備している。
想定事故１について有効性評価を実施した。
上記の場合においても，可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プー4.1−20ル注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水により，使用済燃料プールの水位を回復させ維持することができることから，放射線の遮蔽が維持され，かつ，燃料損傷することはない。
また，使用済燃料プールでは燃料がボロン添加ステンレス鋼製ラックセ
ルに貯蔵されており，必要な燃料間距離をとる等の設計により水密度の状態によらず臨界未満となるため，未臨界は維持される。
その結果，燃料有効長頂部の冠水，放射線の遮蔽が維持される水位の確保及び未臨界を維持できることから評価項目を満足している。また，安定状態を維持することができる。
評価条件の不確かさについて確認した結果，運転員等操作時間に与える影響及び評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，対策の有効性が確認できる範囲内において，操作時間余裕について確認した結果，操作が遅れた場合でも一定の余裕がある。
重大事故等対策時に必要な要員は，災害対策要員にて確保可能である。
また，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
以上のことから，可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水等の燃料損傷防止
対策は，想定事故１に対して有効である。

4.1−21

4.1−22
第 4.1−1 図

想定事故１の重大事故等対策の概略系統図

※1 燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系（燃料プール冷却機能）の再起動が困難な場合，使用済燃料プールの冷却機能が喪失したことを確認する。使用済燃料プールの冷却機能は，機器ランプ表示，機器故障警報，及び系統流量計指示等により確認する。
※2 使用済燃料プール冷却機能喪失の確認後，補給水系及び残留熱除去系の再起動を行うが，補給水系及び残留熱除去系による使用済燃料
プールへの注水が困難な場合は，使用済燃料プールへの注水機能が喪失したことを確認する。
※3 外部電源喪失が発生した場合は常設低圧代替注水系ポンプ，代替燃料プール注水系（注水ライン）又は代替燃料プール注水系（常設スプ
レイヘッダ）の負荷に給電するため，常設代替高圧電源装置を起動し，緊急用母線の受電操作を実施する。
※4 使用済燃料プールの水位・温度は，使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）の指示等により監視するとともに，使用済燃料プールへの
代替注水手段による対応を開始する。
※5 原子炉建屋原子炉棟6階にアクセス可能な場合に実施する。アクセス不可能な場合は可搬型代替注水中型ポンプ準備を実施する。
※6 サイフォン現象発生時はサイフォンブレーク用配管により使用済燃料プール水位が燃料プール水戻り配管水平部下端付近で維持されることを考慮し，使用済燃料プール水位が燃料プール水戻り配管水平部下端以上の場合は小規模な漏えい，燃料プール水戻り配管水平部下端未満の場合は大量の水の漏えいが発生していると判断し，前者は注水による対応手段，後者はスプレイによる対応手段を選択する。なお，
スプレイによる対応手段は，大量の水の漏えい時における燃料の著しい損傷の進行の緩和に加え，小規模な漏えい発生時における使用済
燃料プール水位の維持にも使用することができる。
※7 事故発生から8時間後の使用済燃料プール水位は，通常水位から約0.38m下となる。

プラント前提条件
・プラント停止9日後
・全燃料取出時，プールゲート閉（解析上の時刻）（0秒）

外部電源喪失（10分）

使用済燃料プール冷却機能喪
失の確認（残留熱除去系，燃料プール冷却浄化系）※１

使用済燃料プール注水機能喪失の確認（補給水系，残留熱除去系）※２

非常用ディーゼル発電機等の自動起動の確認

凡

例：操作・確認（運転員）：プラント状態（解析）：判断：解析上考慮しない操作：重大事故等対応要員（現場）：運転員と重大事故等対応要員（現場）の共同作業

常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作※３

使用済燃料プール注水機能の回復操作

使用済燃料プール冷却機能の回復操作
使用済燃料プールの水位，
温度の監視※４

常設低圧代替注水系ポンプによる代替
燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作

使用済燃料プール
水位が燃料プール水戻り配管
水平部下端未満※６

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した
使用済燃料プールスプレイの準備操作※５

No

補給水系及び消火系による使用済燃料プールへの注水操作

Yes

可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料
プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作※７Ⅰ（約5.1時間）

使用済燃料プール水温
100℃到達常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設
スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ操作

タンクローリによる燃料給油操作（注水が実施できなかった場合）

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設
スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ操作

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した
使用済燃料プールスプレイ操作

可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール
注水系（注水ライン）以外を使用した使用済燃料
プールへの注水操作
・可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料
プールへの注水操作
Ⅲ

Ⅱ

Ⅱ（注水が実施できなかった場合）（約8.0時間）

可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水を継続し，機能喪失している設備の復旧に努める。復旧後は，残留熱除去系等による冷却を実施する。

（約11時間）

使用済燃料プール水位
約0.86m低下（10mSv／h）

第 4.1-2 図

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
技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において使用することは困難であるが，プラント状況によっては，事故対応に有効な設備となる補給水系及び消火系による使用済燃料プール注水も実施可能である。
Ⅱ
使用済燃料プールからの大量の水の漏えいが発生した場合には，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済
燃料プールスプレイ，及び可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプ
レイにより，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷の進行を緩和することができる。
Ⅲ
技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において使用することは困難であるが，プラント状況によっては，事故対応に有効な設備となる可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水も実施可能である。
また，Ⅱに示す手段によっても注水が可能である。

想定事故１の対応手順の概要
4.1−23

想定事故１

経過時間（時間）

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10

11

備考

実施箇所・必要要員数

事象発生【 】は他作業後移動してきた要員

プラント状況判断
操作項目

責任者

当直発電長

1人

中央監視
運転操作指揮

補佐

当直副発電長1人

運転操作指揮補佐

指揮者等

災害対策要員
（指揮者等）

4人

初動での指揮発電所内外連絡

当直運転員（中央監視）

当直運転員
（現場）

操作の内容

約 5.1 時間

使用済燃料プール
水温 100℃到達

8 時間

重大事故等対応要員（現場）

可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水開始●外部電源喪失の確認
1人
A

状況判断

●非常用ディーゼル発電機等の自動起動の確認
−

10 分

−
●使用済燃料プール冷却機能喪失の確認（残留熱除去系，燃料プール冷却浄化系）●使用済燃料プール注水機能喪失の確認（補給水系，残留熱除去系）

【1人】
A

−

−

●使用済燃料プール水位，温度監視

適宜実施

−

2人
B,C

−

●使用済燃料プール冷却機能（燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系）の回復操作，失敗原因
調査

適宜実施

使用済燃料プール注水機能の回復操
作

−

【2人】
B,C

−

●使用済燃料プール注水機能（補給水系，残留熱除去系）の回復操作，失敗原因調査

適宜実施

常設代替高圧電源装置による緊急用
母線の受電操作

【1人】
A

−

−

●常設代替高圧電源装置2台の起動操作及び緊急用母線の受電操作

常設低圧代替注水系ポンプによる代
替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注
水操作

【1人】
A

−

−

●常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）の系統構成操作及び使用済燃料プールへの注水操作

使用済燃料プール冷却機能の回復操
作

解析上考慮しない

4分

−

−

8人
a〜h

解析上考慮しない

40 分●原子炉建屋への移動
可搬型代替注水大型ポンプによる代
替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイの準備操作

15 分

130 分

●ホース敷設，可搬型スプレイノズル設置※

30 分●可搬型設備の保管場所への移動

可搬型代替注水中型ポンプによる代
替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注
水操作

−

−

【8人】
a〜h

【1人】
A

−

−

●可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料
プール注水の系統構成操作（電動弁の開操作）

−

−

【2人】
a,b

●可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料
プールへの注水操作

−

2人
（参集）

170 分

●可搬型代替注水中型ポンプの移動，ホース敷設等の操作−●可搬型代替注水中型ポンプへの給油操作

必要要員合計

1人
A

2人
B,C

4分

起動後適宜状態監視

タンクローリの残量に応じて適宜軽油タンクから
給油

90 分

●可搬型設備用軽油タンクからタンクローリへの給油操作
タンクローリによる燃料給油操作

解析上考慮しない
原子炉建屋原子炉棟 6 階にアクセス可能な場合に実施※原子炉建屋原子炉棟 6階での作業を含む

適宜実施

8人 a〜h及び参集2人

第 4.1−3 図

想定事故１の作業と所要時間

4.1−24

通 常 水 位（ 燃 料 有 効 長 頂 部 か ら 約 7 . 2 6 m 上 ）

燃料有効長頂部からの水位事 象 発 生 か ら 約 5.1 時 間 後使 用 済 燃 料 プ ー ル 水 温 が 100 ℃ に
到 達 し ，沸 騰 に よ る 水 位 低 下 が 開 始事 象 発 生 か ら 約 9.2 時 間 後 に 水 位 回 復水位回復後は，蒸発量に応じた注水により水位維持事象発生から 8 時間後
可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃
料 プ ー ル 注 水系（ 注水 ラ イン ）を 使 用し た
使 用 済 燃 料 プ ー ル へ の 注 水 開 始（ 通 常 水 位
か ら 約 0.38m 下 ）（ｍ）

事故後の時間（ｈ）

第 4.1− 4 図

使用済燃料プール水位の変化

1.0E+07

使用 済燃 料を線源とし た線
量率が支配的な水位
1.0E+06

1.0E+05

使用済制御棒の露出開始
1.0E+04

1.0E+03

想定事故１での水位低下（ 通 常 水 位 か ら 約 0.38m 下 ）1.0E+02

1.0E+01

通常水位（燃料有効長頂部から約 7.26m 上 ）1.0E+00

1.0E-01

1.0E-02

使 用 済 制 御 棒 を 線 源と し た 線 量 率 が 支 配的な水位遮蔽が維持される水位（ 通 常 水 位 か ら 約 0.86m 下 ）（ 燃 料 有 効 長 頂 部 か ら 約 6.4m 上 ）1.0E-03

第 4.1− 5 図

線量評価点における線量率と水位の関係
4.1−25

第 4.1−1 表
操作及び確認想定事故１における重大事故等対策について（1／2）
手

順

常設設備

使用済燃料プール冷却機
能喪失の確認（残留熱除去系，燃料プール冷却浄化系）

4.1−26・使用済燃料プールを冷却している系統が機能喪失することにより，使用済燃料プール水の温度が上昇する。燃料
プール冷却浄化系及び残留熱除去系（燃料プール冷却機
能）の再起動操作が困難な場合，使用済燃料プールの冷却機能が喪失したことを確認する。
使用済燃料プール注水機 ・使用済燃料プール冷却機能喪失の確認後，使用済燃料プ
能喪失の確認（補給水系，
ール水の温度上昇による蒸発により，使用済燃料プール
残留熱除去系）
水位が低下することが想定されるため，補給水系及び残留熱除去系による使用済燃料プールへの注水操作を行う。補給水系及び残留熱除去系による注水が困難な場
合，使用済燃料プール注水機能が喪失したことを確認する。
使用済燃料プール水位， ・使用済燃料プール冷却機能喪失の確認後，使用済燃料プ
温度の監視
ールの水位，温度を監視する。

−

使用済燃料プール冷却機
能の回復操作使用済燃料プール注水機
能の回復操作・使用済燃料プールの冷却機能（残留熱除去系，燃料プー
ル冷却浄化系）の回復操作を実施する。
・使用済燃料プールの注水機能（補給水系，残留熱除去系
等）の回復操作を実施する。
＊

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
−
使用済燃料プール温度（ＳＡ）
使用済燃料プール水位・温度 （ＳＡ広域）
残留熱除去系系統流量 ＊−−使用済燃料プール水 位・温度（ＳＡ広域）
残留熱除去系系統流量 ＊

−

−

−

−

使用済燃料プール温度（ＳＡ）
使用済燃料プールエリア放射 線モニタ
（高レンジ・低レンジ）
使用済燃料プール水位・温度 （ＳＡ広域）
使用済燃料プール監視カメラ （使用済
燃料プール監視カメラ用空冷 装置を含
む）
−

−

−

−

：有効性評価上考慮しない操作
既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 4.1−1 表
操作及び確認手

想定事故１における重大事故等対策について（2／2）
順

常設設備
常設低 圧代替注
水系ポンプ
代替淡水貯槽常設代 替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
−
使用済燃料プール温度（ＳＡ）
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を含む）
緊急用Ｍ／Ｃ電圧
可搬型 スプレ −イノズル

4.1−27

常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール
注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プー
ルへの注水操作・常設 低圧代替注水 系ポンプによる代替燃料プール注水
系（注水 ライ ン）を使用した使用済燃料プールへの注水を開始し，使用済燃料プール水位を回復する。
・その 後，蒸発量に 応じた水量を注水することで，使用済燃料プ ール 水位を必要な遮蔽を確保できる水位より高く維持する。

可搬型代替注水大型ポン
プによる代替燃料プール
注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイの準備操作
可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール
注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プー
ルへの注水操作・可搬 型代替注水大 型ポンプによる代替燃料プール注水
系（可搬 型ス プレイノズル）を使用した使用済燃料プ
ールスプ レイ 実施のための準備操作として，可搬型ス
プレイノズル等を設置する。

−

・可搬 型代替注水中 型ポンプによる代替燃料プール注水
系（注水 ライ ン）への注水操作は，使用済燃料プールの冷却機 能喪 失による異常の認知を起点として開始する。
・外部 電源が喪失し ている場合は，中央制御室からの遠隔操作に より 常設代替高圧電源装置から緊急用母線を受電し， 必要 な計装設備及び可搬型代替注水中型ポンプによる 代替 燃料プール注水系（注水ライン）の電動弁に給電する。
・可搬 型代替注水中 型ポンプによる代替燃料プール注水
系（注水 ライ ン）を使用した使用済燃料プールへの注水を開始 する ことにより，使用済燃料プール水位を回復する。
・その 後，蒸発量に 応じた水量を注水することで，使用済燃料プ ール 水位を必要な遮蔽を確保できる水位より高く維持する。
・タン クローリによ り可搬型設備用軽油タンクから可搬型代替注水中型ポンプに燃料給油を実施する。

常設代 替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク
西側淡 水貯水設
備

可搬型 代替注
水中型ポンプ

緊急用Ｍ／Ｃ電圧
使用済燃料プール温度（ＳＡ）
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を含む）

可搬型 設備用軽
油タンク

タンクローリ−

タンクローリによる燃料給油操作＊：有効性評価上考慮しない操作
既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 4.1−2 表
項

初期条件
事故条件
重大事故等対策に関連する機器条件

4.1−28

重大事故等対策に関連する操作条件※1目

主要評価条件

主要評価条件（想定事故１）条件設定の考え方

使用済燃料プールの保有水量

約 1,189m３

使用済燃料プールの保有水量を厳しく見積もるため，プールゲート閉時の水量を設定

使用済燃料プールの初期水位

通常水位

通常水位（燃料有効長頂部から約 7.26m 上）を設定

使用済燃料プールの初期水温

65℃

通常運転中の最大値として，保安規定の運転上の制限を設定

燃料の崩壊熱約 9.1MW
取出時平均燃焼度：
貯蔵燃料：45GWd／t
炉心燃料：33GWd／t

原子炉の停止後最短期間（原子炉停止後 9 日） ※ １ で取り出された全炉心分の燃料と過去に取り出された燃料を合わせて，使用済燃料貯蔵ラックに最大体数貯蔵されていることを想定し，崩壊熱はＯＲＩＧＥＮ２を用いて算出

安全機能の喪失に対する仮定

使用済燃料プール冷却機能及び注水機能喪失

使用済燃料プール冷却機能及び注水機能喪失として，残留熱除去系（使用済燃料
プール水の冷却及び補給），燃料プール冷却浄化系及び補給水系の機能喪失を設定

外部電源

外部電源なし外部電源の有無は事象進展に影響しないことから，資源の観点で厳しい外部電源なしを設定

可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注50m３／h水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水流量

燃料の崩壊熱による使用済燃料プール水の蒸発量を上回り燃料損傷防止が可能な流量として設定

可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水開始

可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作は，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料
プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイの準備操作（ホース敷設，可搬型スプレイノズル設置）の終了後から開始するものとし，可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作の時間を考慮して設定

事象発生から 8 時間後

東海第二発電所の施設定期検査における実績を確認し，解列後から全燃料取出完了までの最短期間である約 9 日を考慮して原子炉停止後 9 日を設定。原子炉停止後 9 日とは発電機解列以前からの時間を示している。通常停止操作において原子炉の出力は発電機解列以前から徐々に低下させるが，崩壊熱評価はスクラムのような瞬時に出力を低下させる保守的な計算条件となっている。

使用済燃料プールの監視について

1.

通常時の監視項目の概要
通常時における使用済燃料プールに関連するパラメータの監視についての概要を下表に示す。
第1表

通常時における使用済燃料プールに関連するパラメータの監視項目

添付 4.1.1−1

項目
スキマサージ
タンク水位

監視対象
・スキマサージタンク水位

監視方法
パラメータ確認

確認頻度
1 回／時間異常発生に伴う警報確認
・水位高／水位低時の警報発報時（スキマサージタンク水位）

使用済燃料プール水位

・使用済燃料プール水位・使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
・使用済燃料プール監視カメラ

パラメータ確認

1 回／時間・水位高／低／低低の警報発報時（使用済燃料プール水位計／
使用済燃料プール水位・温度計（ＳＡ広域））

現場状態確認パラメータ確認

現場巡視点検時
1 回／時間

燃料プール水温

燃料プール冷却系の運転状態
漏えいの有無・フローグラス
現場状態確認（使用済燃料プールライナ
ードレン漏えい検知）
・燃料取替フロア燃料プールエ パラメータ確認
リア放射線モニタ
・使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
・原子炉建屋換気系排気ダクト放
射線モニタ

現場巡視点検時

・温度高の警報発報時（使用済燃料プール温度計／
使用済燃料プール水位・温度計（ＳＡ広域））
・系統故障警報等の発生時−−

現場巡視点検時・使用済燃料プールライナードレ
ン漏えい検知の警報発生時−

1 回／時間・燃料取替フロア燃料プールエリ
ア放射線モニタ高警報の発生時−

添付資料 4.1.1

使用済燃料プールエリアの線量率

・使用済燃料プール温度
・使用済燃料プール水位・温度計（ＳＡ広域）・使用済燃料プール温度（ＳＡ）
・燃料プール冷却浄化系，残留 現場状態確認
熱除去系の運転状態

備考
水位低による燃料プール冷却
浄化系ポンプトリップのイン
ターロックあり−2.

有効性評価での事象発生と運転員の認知について
使用済燃料プールの有効性評価での運転員の事象認知について検討した。

(1)

想定事故１
使用済燃料プールの冷却機能及び注水機能の喪失を想定する場合，その機能喪失は各系統の故障警報の発生や，外部電源喪失等の事象発生に伴う中央制御室の変化により，運転員が事象の発生を認知する。
想定事故１では残留熱除去系ポンプ及び燃料プール冷却浄化系ポンプの故障を想定しているが，中央制御室内の警報の故障を想定した場合や，警報が発報しない事象を想定した場合でも，運転員による中央制御室内の巡視において「燃料プール水温」等のパラメータを確認していることから，
中央制御室の運転員は異常事象の認知が可能である。

(2)

想定事故２
使用済燃料プール水の小規模な漏えいが発生して使用済燃料プールの水位が低下する事象においては，第 1 表の「スキマサージタンク水位」及び「燃料プール水位」のパラメータの変化に伴う複数の警報，並びにスキマ
サージタンク水位の低下により燃料プール冷却浄化系ポンプのトリップに伴う警報等により，中央制御室の運転員が事象の発生を認知する。
想定事故２では，燃料プール冷却浄化系配管の破断を想定しており，サイフォンブレーク用配管の作動により燃料プールの水位は通常水位より約0.23m 下までの低下にとどまるが，「スキマサージタンク水位」等のパラメ
ータの変化に伴う警報が発報しない事象を想定した場合でも，運転員による中央制御室内の巡視において「スキマサージタンク水位」，「燃料プール
水位」，「燃料プール水温」等のパラメータを確認していることから，中央
添付 4.1.1−2制御室の運転員は異常事象の認知が可能である。

以上より，有効性評価での運転員の事象認知の想定は妥当であると考える。

添付 4.1.1−3

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

1.

使用済燃料プールの概要
使用済燃料プール周辺の概要図を第 1 図に示す。
施 設 定 期 検 査 時 に お い て ，多 く の 場 合 は プ ー ル ゲ ー ト が 開 放 さ れ ，使 用 済 燃 料 プ ー ル は 原 子 炉 ウ ェ ル ，ド ラ イ ヤ 気 水 分 離 器 貯 蔵 プ ー ル ，
キャスクピットとつながっているが，有効性評価においてはプール
ゲートを閉鎖している場合を想定し，原子炉ウェル，ドライヤ気水
分離器貯蔵プール及びキャスクピットの保有水量は考慮しない。

第 1図

2.

使用済燃料プール周辺の概要図

放射線の遮蔽の維持に必要な使用済燃料プールの遮蔽水位について
第 2 図に放射線の遮蔽の維持に必要な使用済燃料プールの遮蔽水位について示す。
添付 4.1.2−1

放射線の遮蔽の維持に必要な使用済燃料プールの遮蔽水位は，その状況（必要となる現場及び操作する時間）によって異なる。重大事故であることを考慮し，例えば原子炉建屋原子炉棟 6 階において10mSv／ h の 場 合 は ， 通 常 水 位 か ら 約 0.86m ※ 下 の 位 置 よ り 高 い 遮 蔽
水位が必要となる。
※

放射線の遮蔽の維持のために必要な水位の算出方法については 添 付 資 料 4.1.3 に 示 す 。

通常水位
約 0.86m
放射線の遮蔽が維持される最低水位（ 10mSv／ h の 場 合 ）約 6.40m
制御棒貯蔵ハンガ

約 7.26m

燃料有効長頂部
燃料集合体

約 4.25m

制御棒貯蔵ラック

第 2図3.

放射線の遮蔽に必要な使用済燃料プールの遮蔽水位

使用済燃料プールの高さと断面積について
使用済燃料プールの高さを第 3 図に，使用済燃料プールの断面積
及び保有水の容積を第 1 表に示す。

添付 4.1.2−2

通常水位① 約 0.86m
放射線の遮蔽が維持される最低水位（ 10mSv／ h の 場 合 ）約 7.26m② 約 6.40m
制御棒貯蔵ハンガ

燃料有効長頂部
燃料集合体③ 約 4.25m

制御棒貯蔵ラック第 3図東海第二発電所

第 1表

使用済燃料プールの断面積及び保有水の容積

項目
①
②
③
合計

使用済燃料プールの構造高さ

断 面 積 （ m２ ）
約 116
約 115
約 83

保 有 水 の 容 積 （ m３ ）
約 100
約 737
約 352
約 1,189

第 3 図に示す各領域①〜③の保有水の容積は，使用済燃料プール
容積から機器の容積を除くことで算出し，各領域の断面積について
は，①の領域では使用済燃料プールの寸法より求めた断面積を使用
し ，② ，③ の 領 域 で は 求 め た 各 領 域 の 容 積 か ら 高 さ を 除 し て 求 め た 。
なお，断面積については各領域での平均的な値を示しているが，プール内に設置されている機器の多くは②，③の底部又は壁面下部に
あ る た め ，平 均 化 に よ っ て 上 部 の 断 面 積 が 実 際 よ り 狭 く 評 価 さ れ る 。
保有水量に対する水位の低下という観点では断面積が小さいほど水位低下速度は速くなることから，保守的な評価となっている。

4.

想定事故１における時間余裕
添付 4.1.2−3

使用済燃料プールの冷却機能及び注水機能の喪失時における，崩壊熱による使用済燃料プール水の沸騰までの時間，沸騰開始後の水位低下時間及び沸騰による水位低下平均速度について，以下の式を用いて算定した。事象を厳しく評価するため，使用済燃料プールの
初 期 水 温 は ，保 安 規 定 の 運 転 上 の 制 限 に お け る 上 限 値 で あ る 65℃ とする。また，発生する崩壊熱は全て水温上昇及び蒸発に寄与するものとし，使用済燃料プールの水面及び壁面等からの放熱を考慮しない。

(1)

算定方法，算定条件
ａ．冷却機能停止から沸騰までの時間
沸騰までの時間(h)＝100(℃)−65(℃)

水の比熱(kJ／kg／℃)※１ 使用済燃料プールの水量(m３) 水の密度(kg／m３)
燃料の崩壊熱( MW ) 10３ 3600

※２ｂ．沸騰開始からの水位低下時間
1時間当たりの沸騰による蒸発量(m３／h)＝

水位低下時間(h)＝

燃料の崩壊熱( MW ) 10３ 3600
水の密度(kg／m３)※２ 蒸発潜熱(kJ／kg )※３

通常水位から燃料有効長頂部までの水量(m３) 水の密度(kg／m３)※２ 蒸発潜熱(kJ／kg )※３
燃料の崩壊熱( MW ) 10３ 3600

ｃ．沸騰による水位低下平均速度
水位低下速度 ( m／h )＝通常水位から燃料有効 長頂部までの高低差 ( m )通常水位から燃料有効 長頂部まで水位低下に かかる時間 ( h )使用済燃料プールの下部は機器等が設置されており，保有水が少ないため，使用済燃料プールの下部では水位低下速度は早く，使用済燃料プール上部では水位低下速度は遅い。ここでは，３．のとおり，下部から上部までの平均的な断面積により水位低下速度の平均

添付 4.1.2−4

値を求め，一律適用する。これは，遮蔽が維持されるまでの水位の評価において保守的な想定である。
上記計算式を用いて，以下の条件にて算定した。
水の比熱※１（kJ／kg／℃）
4.185
蒸発潜熱※３（kJ／kg）
2,256.47※1

使用済燃料プールの水量（m３）
約 1,189

水の密度※２（kg／m３）958

燃料の崩壊熱（MW）
約 9.1

通常水位から燃料有 通常水位から燃料有 通常水位から約
効長頂部までの水量 効長頂部までの高低 0.86m 下までの水
（m３）
差（m）
量（m３）
837.6
7.26
100

65℃ か ら 100℃ ま で の 飽 和 水 の 比 熱 の う ち ，最 小 と な る 65℃ の
値 を 使 用 （ 1999 年 蒸 気 表 よ り ）※2

65℃ か ら 100℃ ま で の 飽 和 水 の 密 度 の う ち ， 最 小 と な る 100℃の 値 を 使 用 （ 1999 年 蒸 気 表 よ り ）※3100℃ の 飽 和 水 の 比 エ ン タ ル ピ と 100℃ 飽 和 蒸 気 の 比 エ ン タ ル
ピ の 差 よ り 算 出 （ 1999 年 蒸 気 表 よ り ）なお，ａ．〜ｃ．の算出においては以下の保守的な仮定と非保守的な仮定があるが，総合的に使用済燃料プールの水面や壁面からの放熱を考慮していないことの影響が大きいと考えられ，保守的な評価になっていると考えられる。
【保守的な仮定】
・温度変化に対する比熱及び密度の計算にて最も厳しくなる値を想定している。
・使用済燃料プールの水面や壁面からの放熱を考慮していない。
【非保守的な仮定】
・簡 易 的 な 評 価 と す る た め ，プ ー ル 水 は 全 て 均 一 の 温 度 と 仮 定 し ，
プ ー ル 全 体 が 100℃ に 到 達 し た 時 間 を 沸 騰 開 始 と し て い る 。
なお，注水等の操作時間余裕は十分に大きいことからこれらの評

添付 4.1.2−5

価の仮定による影響は無視できる程度であると考える。

(2)

算定結果

項目
使用済燃料プール水温 100℃到達までの時間（h）
燃料の崩壊熱による使用済燃料プールの保有水の蒸発量（m３／h）
必要注水流量（m３／h）※４
使用済燃料プール水位が通常水位から約 0.86m 低下するまでの時間※５（h）
燃料有効長頂部まで使用済燃料プール水位が低下するまでの時間※５（h）
使用済燃料プール水位の低下速度（m／h）
※4

算定結果
約 5.1
約 15.1
約 13.0
約 11.7
約 60.6
約 0.13

必要注水流量は次の式で求める
必 要 注 水 流 量 ＝ （ 崩 壊 熱 ×3,600） ／ （（ ｈ ｓ − ｈ ｆ ） ×ρ ｆ ）ｈ ｓ ： 飽 和 蒸 気 の 比 エ ン タ ル ピ （ kJ／ kg） 2,675.57
ｈ ｆ ： 注 水 （ 35℃ 飽 和 水 ） の 比 エ ン タ ル ピ （ kJ／ kg） ＝ 146.64
ρ ｆ ： 注 水 （ 35℃ 飽 和 水 ） の 密 度 （ kg／ m ３ ） ＝ 994※5

事象発生から沸騰開始までの時間を含む

使用済燃料プールの冷却機能が喪失した場合，燃料の崩壊熱により 使 用 済 燃 料 プ ー ル 温 度 が 上 昇 し ，約 5.1 時 間 後 に 沸 騰 開 始 と な り ，
蒸 発 に よ り 水 位 低 下 が 始 ま る 。こ の と き の 蒸 発 量 は 約 15.1m ３ ／ h である。
よって，使用済燃料プールの水位が放射線の遮蔽が維持される最低 水 位（ 通 常 水 位 よ り 約 0.86m 下 ）ま で 低 下 す る 時 間 は 約 11.7 時 間後であり，可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した注水操作の時間余裕は十分にある。
＜参考＞
有効性評価では崩壊熱が厳しい施設定期検査中に全炉心燃料が取り
添付 4.1.2−6

出される想定であり，通常運転中の想定は以下のとおりとなる。
使用済燃料プール冷却機能が喪失した場合，燃料の崩壊熱により使用 済 燃 料 プ ー ル 温 度 が 上 昇 し ，約 37.8 時 間 後 に 沸 騰 開 始 と な り ，そ の後使用済燃料プールの水位が放射線の遮蔽が維持される最低水位（通常 水 位 よ り 約 0.86m 下 ）ま で 低 下 す る の は 約 66.4 時 間 後 と な る 。こ のように原子炉運転中の使用済燃料プールは，原子炉停止中の使用済燃料プールに比べて更に長い時間余裕がある。
項目

算定結果
約 2.1
40
約 37.8

燃料の崩壊熱（MW）
使用済燃料プールの初期水温※６（℃）
使用済燃料プール水温 100℃到達までの時間（h）
燃料の崩壊熱による使用済燃料プールの保有水の蒸発量（m３
約 3.5
／h）
使用済燃料プール水位が通常水位から約 0.86m 低下するまで
約 66.4の時間※７（h）
燃料有効長頂部まで使用済燃料プール水位が低下するまでの約 277.8
時間※７（h）
使用済燃料プール水位の低下速度（m／h）
約 0.03※6 使用済燃料プールの水温の実績値を包含する高めの水温を設
定※7 事象発生から沸騰開始までの時間を含む

添付 4.1.2−7

5.

燃料取出スキーム(1)

算定条件
燃料取出スキームの算定条件を下表に示す。

項目
算定条件
使用済燃料プール 合 計 燃 料 集 合 2,250 体
体体数
施設定期検査時
取出燃料集合体764 体
体数
燃料集合体取替
168 体
体数
冷却期間

13 ヶ 月停止期間

30 日

原子炉停止から
全燃料取出しにかかる日数
施設定期検査毎に取出された使用済燃料の取出
平均燃焼度
サイクル末期平
均燃焼度

(2)

9日

算定根拠
使用済燃料プール貯蔵容量
原子炉内装荷全燃料集合体
９ ×９ 燃 料 （ Ａ 型 ） 平 衡 炉 心 時 の 燃 料 集
合体取替体数
９ ×９ 燃 料 （ Ａ 型 ） 平 衡 炉 心 時 の 運 転 日
数
過去の施設定期検査における発電機解
列 か ら 併 入 ま で の 期 間 の 実 績（ 65 日 ）よ
りも短い日数を設定
炉 心 燃 料 の 取 出 し に か か る 期 間（ 冷 却 期間 ）は 過 去 の 実 績 よ り 最 も 短 い 原 子 炉 停
止後の日数

45GWd／ｔ

９ ×９ 燃 料 （ Ａ 型 ） 燃 料 集 合 体 平 均 燃 焼
度33GWd／ｔ

崩壊熱が高い方が厳しい設定となるた
め ，13 ヶ 月 運 転 に １ ヶ 月 の 調 整 運 転 期 間を考慮した運転期間におけるサイクル
末期の炉心平均燃焼度

燃料取出スキーム
崩壊熱を保守的に評価するに当たり，使用済燃料プール内に照射

済 燃 料 集 合 体 が 貯 蔵 容 量 （ 2,250 体 ） 分 保 管 さ れ て い る と し た 。 そのうち施設定期検査時取出燃料集合体は原子炉内に装荷されている
全 燃 料 集 合 体（ 764 体 ），そ れ 以 前 の 施 設 定 期 検 査 時 に 取 り 出 さ れ た
燃 料 集 合 体 は ９ ×９ 燃 料 （ Ａ 型 ） の 平 衡 炉 心 に お け る 燃 料 集 合 体 取
替 体 数 （ 168 体 ） ず つ 取 り 出 さ れ た も の と 仮 定 し て Ｏ Ｒ Ｉ Ｇ Ｅ Ｎ ２で算出した。

添付 4.1.2−8

使用済燃料プー
燃料集合
ル
冷却期間
体体数
貯蔵燃料
9 サイクル冷却燃 9×(13 か 月 +30 日 )+9 142 体
料
日
8 サイクル冷却燃 8×(13 か 月 +30 日 )+9 168 体
料
日
7 サイクル冷却燃 7×(13 か 月 +30 日 )+9 168 体
料
日
6 サイクル冷却燃 6×(13 か 月 +30 日 )+9 168 体
料
日
5 サイクル冷却燃 5×(13 か 月 +30 日 )+9 168 体
料
日
4 サイクル冷却燃 4×(13 か 月 +30 日 )+9 168 体
料
日
3 サイクル冷却燃 3×(13 か 月 +30 日 )+9 168 体
料
日
2 サイクル冷却燃 2×(13 か 月 +30 日 )+9 168 体
料
日
1 サイクル冷却燃 1×(13 か 月 +30 日 )+9 168 体料
日
施設定検検査時
9日
764 体
取出燃料
合計
−
2,250 体
注 1
注 2

取出平均燃
焼度
（GWd／t）

崩壊熱
（MW）

45

0.045

45

0.056

45

0.059

45

0.065

45

0.073

45

0.086

45

0.112

45

0.165

45

0.293

33

8.104

−

9.058

使 用 済 燃 料 プ ー ル の 燃 料 保 管 容 量 2,250 体 の 燃 料 集 合 体 が 貯 蔵 さ れ て い る も のとする。
炉心燃料の取出しにかかる期間（冷却期間）は過去の実績より最も短い原子炉停止後 9 日を採用する。原子炉停止後 9 日とは発電機解列からの時間を示している。通常停止操作において原子炉の出力は発電機解列以前から徐々に低下させるが，崩壊熱評価はスクラムのような瞬時に出力を低下させる保守的な計算条件となっている。

添付 4.1.2−9

添付資料 4.1.3
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

1.

使用済燃料の計算条件
使用済燃料プール内のラックの全てに使用済燃料が貯蔵された状態を仮定し，その時の使用済燃料を線源とする。
計算条件を以下に示す。

○線源形状：使用済燃料プール内のラックの全てに使用済燃料が満たされた状態○線量材質：使用済燃料及び水を考慮（密度g／ cm ３ ）○γ線エネルギ：計算に使用するγ線は，エネルギ 4 群とする。
○線源強度：文献※１に記載のエネルギ当たりの線源強度を基に，９×９ 燃 料 （ Ａ 型 ） の 体 積 当 た り の 線 源 強 度 を 式 ① で 算 出 し た 。
･･･①

このときの線源条件は以下となる。なお，本評価で使用している
線 源 強 度 （ 文 献 値 ） に 対 す る 燃 料 照 射 期 間 は 10 6 時 間 （ 約 114 年 ）で あ り ，こ れ は ，東 海 第 二 の 燃 料 照 射 期 間 を 十 分 に 包 絡 し て い る 。
・ 燃 料 照 射 期 間 ： 10 ６ 時 間・原 子 炉 停 止 後 の 期 間 ※ ２：停 止 後 9 日（ 実 績 を 考 慮 し た 値 を 設 定 ）・ 燃 料 集 合 体 当 た り の 熱 出 力 ： 4.31MW／ 体 （ ９ ×９ 燃 料 （ Ａ 型 ））・ 燃 料 集 合 体 体 積 ： 約 7.2E+04cm ３ （ ９ ×９ 燃 料 （ Ａ 型 ））※1

B li zar d E .P. a nd Abbot t L.S.,ed.,Vol. Ⅲ P art B, SHI ELDINGREACTOR H ANDBOOK.2nd ed.

, INTERS CIENCE PUBLISHER S,New

York ,Lon don ,19 62※2

原 子 炉 停 止 後 9 日 と は 発 電 機 解 列 か ら の 時 間 を 示 し て い る 。通 常 停止操作において原子炉の出力は発電機解列以前から徐々に低下さ

添付 4.1.3−1

せるが，線源強度評価は崩壊熱評価と同様にスクラムのような瞬時に出力を低下させる保守的な条件となっている。

○計算モデル：直方体線源線 量 率 計 算 は Ｑ Ａ Ｄ − Ｃ Ｇ Ｇ Ｐ ２ Ｒ コ ー ド（ ver1.04）を 用 い て おり，その評価モデルを第 1 図に示す。また，式①で算出した体積当たりの線源強度を第 1 表に示す。なお，評価モデルにおいては，燃料有効長以外の構造体は評価対象に含めていないが，実際の使用済
燃料では，燃料有効長以外の構造体（上部タイプレート等）においても，放射化等により線源を有している。しかしながら，燃料有効
長 以 外 の 構 造 体 の 線 源 強 度 は ， 10 ９ cm − ３ ・ s − １ 程 度 と 考 え ら れ ※ ３ ，
燃 料 有 効 長 に 比 べ て 1％ 程 度 と 小 さ い 。本 線 量 評 価 は ，使 用 済 燃 料 プールにおいて放射線の遮蔽が維持される水位を評価するものであり，
放 射 線 の 遮 蔽 が 維 持 さ れ る 水 位 （ 通 常 水 位 か ら 約 0.86m 下 ） に お いて は ，使 用 済 燃 料 由 来 の 線 量 率 は 小 さ く（ 第 ７ 図 参 照 ），線 量 率 全 体の 0.01％ 未 満 の 寄 与 で あ る た め ， 評 価 結 果 に 対 す る 燃 料 有 効 長 以 外の構造体の影響は十分に無視できる。
※3

同等の材料組成及び中性子照射量を受けていると考えられる制御棒
中間部と同等の線源強度と仮定（第 2 表参照）

添付 4.1.3−2

約 9.9− Ｔ

評価点

水（ 密 度 ： 0.958g／ cm３ ）

パラメータ
（ T）

EL.約 38.9

約 3.7

線源（直方体）約 7.8×約 7.8×約 3.7

燃料及び水
（密度：

g／ cm３ ）EL.約 35.2
約 7.8

※Ｔ

第 1図

遮蔽水位の高さを示す（ 単 位 ： m）

使用済燃料の線量率計算モデル

添付 4.1.3−3

第 1表

使用済燃料の線源強度1

γ線エネルギ（ Me V）
1.0

燃料線源強度（ cm − ３ ・ s − １ ）4.4E+112

2.0

7.5E+103

3.0

1.3E+094

4.0

2.7E+07群

合計

5.2E+11

添付 4.1.3−42.

使用済制御棒（制御棒・破損燃料貯蔵ラック）の計算条件
使用済燃料プール内の制御棒・破損燃料貯蔵ラック（以下「制御棒 貯 蔵 ラ ッ ク 」と い う 。）の 使 用 済 制 御 棒 を 線 源 と す る 計 算 条 件 を 以下に示す。

○線源形状：制御棒貯蔵ラックの制御棒用スペースが全て満たされた状態○ 線 源 材 料 ： 水 （ 密 度 0.958g／ cm ３ ※ ）※6 5℃ か ら 100℃ ま で の 飽 和 水 の 密 度 の う ち ， 最 小 と な る
100 ℃ の 値 を 設 定○ γ 線 エ ネ ル ギ ： 計 算 に 使 用 す る γ 線 は エ ネ ル ギ 18 群（ Ｏ Ｒ Ｉ Ｇ Ｅ
Ｎ群構造）とする。
○線源強度は，使用済制御棒を高さ方向に 3 領域に分割し，使用済
制御棒上部はピンローラを，使用済制御棒中間部はアブソーバ管やタイロッド等を，使用済制御棒下部は落下速度リミッタを代表としてモデル化している。制御棒へ照射される中性子フラックス
は，制御棒が全挿入された状態での照射を想定した値とした。照射 期 間 に つ い て は ， 制 御 棒 照 射 量 制 限 値 （ Ｂ ４ Ｃ 型 ： 1.5snvt） を
炉 心 中 央 の 平 均 熱 中 性 子 フ ラ ッ ク ス で 除 し た 値 と し た （ 435 日 ）。
○制御棒貯蔵ラックには冷却期間が異なる使用済制御棒が貯蔵されていることを想定し，モデル上で分割した 3 領域毎に制御棒貯蔵
ラックに保管されている使用済制御棒の平均線源強度を式②により算出した。

･･･②
制 御 棒 の タ イ プ は Ｂ ４ Ｃ 型 の 1 タ イ プ ， 冷 却 期 間 は 0〜 1 サ イ ク ルの 2 種 類 ， 全 貯 蔵 本 数 は 24 本 と し た 。
添付 4.1.3−5

○計算モデル：直方体線源
線量率計算はＱＡＤ−ＣＧＧＰ２Ｒコードを用いており，その評価モデルを第 2 図に示す。また，計算により求めた線源強度を第 2表に示す。

約 8.9− Ｔ評価点

水（ 密 度 ： 0.958g／ cm３ ）

約 0.2

パラメータ
（ T）

EL.約 39.1

制御棒上部
線源（直方体）約 1.7×約 1.3×約 4.4
約 3.6
約 0.6

約 4.4

制御棒中間部
水（ 密 度 ： 0.958g／ cm３ ）

制御棒下部
EL.約 34.7
約 1.7

※Ｔ

第 2図

遮蔽水位の高さを示す（ 単 位 ： m）

制御棒貯蔵ラックの線量率計算モデル
添付 4.1.3−6

第 2表

制御棒貯蔵ラック内の使用済制御棒の線源強度

1

γ線
エネルギ
（MeV）
1.00×10−２

制御棒上部
線源強度
（cm−３・s−１）
3.6×10７

制御棒中間部
線源強度（cm−３・s−１）
4.9×10８

制御棒下部
線源強度（cm−３・s−１）
1.3×10９2

2.50×10−２

1.8×10５

1.1×10６

5.1×10６3

3.75×10−２

1.3×10５

8.8×10５

1.1×10７4

5.75×10−２

1.5×10５

9.0×10５

8.9×10８5

8.50×10−２

9.1×10４

5.1×10５

8.3×10７6

1.25×10−１

1.7×10５

1.3×10６

1.8×10８7

2.25×10−１

1.8×10５

1.3×10６

2.6×10８8

3.75×10−１

9.7×10６

2.6×10８

5.9×10８9

5.75×10−１

3.4×10７

1.6×10８

2.7×10８10

8.50×10−１

1.2×10８8.4×10８

1.6×10９11

1.25×10０

7.9×10７

6.9×10８

5.5×10９12

1.75×10０

6.3×10５

2.9×10６

5.0×10６13

2.25×10０

4.2×10２

3.7×10３

2.4×10４14

2.75×10０

9.9×10０

1.1×10１

7.5×10１15

3.50×10０

5.9×10−３

2.1×10−１０

1.0×10−９16

5.00×10０

6.1×10−５

2.2×10−１２

1.1×10−１１

17

7.00×10０

0.0×10０

0.0×10０

0.0×10０

18

9.50×10０

0.0×10０

0.0×10０

0.0×10０

2.8×10８

2.4×10９

1.1×10１０

合計

添付 4.1.3−7

3.

使用済制御棒（制御棒貯蔵ハンガ）の計算条件
使用済燃料プール内の制御棒貯蔵ハンガの使用済制御棒を線源とする計算条件を以下に示す。
○線源形状：制御棒貯蔵ハンガの全てに制御棒が吊るされた状態○ 線 源 材 料 ： 水 （ 密 度 0.958g／ cm ３ ※ ）※6 5℃ か ら 100℃ ま で の 飽 和 水 の 密 度 の う ち ， 最 小 と な る
100 ℃ の 値 を 設 定○ γ 線 エ ネ ル ギ ： 計 算 に 使 用 す る γ 線 は エ ネ ル ギ 18 群（ Ｏ Ｒ Ｉ Ｇ Ｅ
Ｎ群構造）とする。
○線源強度は，使用済制御棒を高さ方向に 3 領域に分割し，使用済
制御棒上部はピンローラを，使用済制御棒中間部はアブソーバ管やタイロッド等を，使用済制御棒下部は落下速度リミッタを代表としてモデル化している。制御棒へ照射される中性子フラックス
は，制御棒が全挿入された状態での照射を想定した値とした。照射 期 間 に つ い て は ， 制 御 棒 照 射 量 制 限 値 （ Ｈ ｆ 型 ： 4snvt， Ｂ ４ Ｃ
型 ： 1.5snvt）を 炉 心 中 央 の 平 均 熱 中 性 子 フ ラ ッ ク ス で 除 し た 値 とし た （ Ｈ ｆ 型 ： 1,160 日 ， Ｂ ４ Ｃ 型 ： 435 日 ）。
○制御棒貯蔵ハンガには，タイプ別でかつ冷却期間の異なる使用済
制御棒が混在して貯蔵されていることを想定し，モデル上で分割した 3 領域毎に貯蔵使用済制御棒全体の放射能を保存して平均した線源強度を式③により算出した。
･･･③
制 御 棒 の タ イ プ は Ｈ ｆ ，Ｂ ４ Ｃ の 2 タ イ プ ，冷 却 期 間 は 0〜 10 サ イ
ク ル の 11 種 類 ， 全 貯 蔵 本 数 は 156 本 と し た 。
○計算モデル：直方体線源
添付 4.1.3−8線 量 率 計 算 は Ｑ Ａ Ｄ − Ｃ Ｇ Ｇ Ｐ ２ Ｒ コ ー ド（ ver1.04）を 用 い て おり，その評価モデルを第 3 図に示す。また，計算により求めた線源
強度を第 3 表に示す。

約 2.3− Ｔ

評価点

パラメータ
（ T）

水
（ 密 度 ： 0.958g／ cm３ ）

制御棒上部
上段線源（直方体）
約 7.7×約 0.7×約 4.4

約 3.6

水
（ 密 度 ： 0.958g／ cm３ ）約 0.6

制御棒中間部

制御棒下部

約 0.2
約 3.6

EL.約 39.8

制御棒上部

制御棒中間部

約 0.6

約 4.4

約 4.4

約 0.2

EL.約 44.2

下段線源（直方体）
約 7.7×約 0.7×約 4.4

水（ 密 度 ： 0.958g／ cm３ ）

制御棒下部
EL.約 35.3
約 7.7

※Ｔ

第 3図

遮蔽水位の高さを示す（ 単 位 ： m）

制御棒貯蔵ハンガの線量率計算モデル

添付 4.1.3−9

第 3表

制御棒貯蔵ハンガの使用済制御棒の線源強度

1

γ線
エネルギ
（MeV）
1.00×10−２

制御棒上部
線源強度
（cm−３・s−１）
8.0×10４

制御棒中間部
線源強度（cm−３・s−１）
1.5×10６

制御棒下部
線源強度（cm−３・s−１）
5.5×10６2

2.50×10−２

1.3×10４

8.7×10４

5.3×10５3

3.75×10−２

7.1×10３

5.0×10４

3.1×10５4

5.75×10−２

8.0×10３

5.6×10４

1.7×10６

58.50×10−２

3.2×10３2.2×10４

2.6×10５

6

1.25×10−１

1.2×10３

8.6×10３

3.3×10５

7

2.25×10−１

4.5×10２

3.1×10３

4.1×10５8

3.75×10−１

1.2×10３

8.6×10３

5.3×10４95.75×10−１

6.5×10３

3.0×10４

5.3×10４10

8.50×10−１

2.5×10４

7.3×10６

1.5×10７11

1.25×10０

3.5×10７

2.4×10８

1.5×10９12

1.75×10０

1.2×10２

5.5×10２

9.7×10２13

2.25×10０

1.8×10２

1.3×10３

7.8×10３14

2.75×10０

5.7×10−１

3.9×10０

2.4×10１15

3.50×10０

4.1×10−１６

1.9×10−１５

2.7×10−１５16

5.00×10０

0.0×10０

0.0×10０

0.0×10０

17

7.00×10０

0.0×10０

0.0×10０

0.0×10０

18

9.50×10０

0.0×10０

0.0×10０

0.0×10０

3.5×10７

2.5×10８

1.5×10９

合計

添付 4.1.3−10

○使用済制御棒の冠水時及び露出時の線量率計算モデルについて使用済制御棒は制御棒貯蔵ハンガにハンドル部を通して格納又は制御棒貯蔵ラック内へ格納されている。評価では，これらの制御棒
貯蔵ハンガ及び制御棒貯蔵ラックの構造材を含めた使用済制御棒設
置 個 所 を 直 方 体 の 線 源 と し て モ デ ル 化 し て い る （ 第 4 図 ）。
遮蔽計算をする際，線源材にも密度を設定することで自己遮蔽等の計算を行う。本評価では制御棒が①冠水時，②一部露出時，③露出時のいずれにおいても遮蔽性能の低い水として計算している。
こちらは③露出時において，制御棒間等は気中であるが，制御棒
は 水 よ り 密 度 の 大 き い ス テ ン レ ス や Ｂ ４ Ｃ（ 又 は Ｈ ｆ ）等 で 構 成 さ れていること，線源以外にも制御棒貯蔵ハンガ，制御棒貯蔵ラックのような構造材があることから十分保守的なモデルとなっている。
①冠水時，②一部露出時の状態においては使用済制御棒等の遮蔽効果に加えて，制御棒間の隙間等，気中であった箇所に水が入るた
め，遮蔽効果は更に高まるが，評価においては③露出時と同様，水と設定して評価をすることで更に保守的なモデルとなっている。
評価結果において，水位低下により使用済制御棒露出が開始した際の現場の線量率と，完全に露出した後の現場の線量率にあまり差異がないことは，評価で上記に示すとおり①冠水時と③露出時を等
し く ， 線 源 が 水 と し て 計 算 し て い る た め で あ る （ 第 5 図 ）。

＜参考＞
一 例 と し て Ｃ ｏ − 60 を 線 源 と し た と き の 1／ 10 価 層 は 水 で あ る と
約 70cm で あ る の に 対 し て ，鉄（ 密 度：7.87kg／ cm ３ ）で あ る と 約 7.4cmとなり，これらの遮蔽性能が水と比べて大きいことが分かる。
添付 4.1.3−11

事故時に操作の可能性がある作業箇所と線源との最短距離と等しい距離を線
源の真上に置いたもの

評価点

評価点

評価点

水位の低下

制御棒貯蔵ハンガ

使用済燃料
水位低下時での使用済制
御棒の線源モデル方法について以降に詳細に示す

第 4図

制御棒貯蔵ラック

使用済燃料プール
使用済燃料プール概要図

添付 4.1.3−12遮蔽の効果は水などの触媒の通過距離等を，散乱線は①冠水時

触媒の材質によるビルドア
ップ係数でその影響を考慮
評価点

する。

制御棒上部

・線源モデルの形状：
直方体
・自己遮蔽等の遮蔽計算に用いる密度：
水と同等（密度：0.958g/cm3)

・・・・・・
モデル化
制御棒中間部

制御棒下部

使用済制御棒の側面図

制御棒の線源モデル（冠水時）②一部露出時評価点
制御棒上部

・線源モデルの形状：
直方体
・自己遮蔽等の遮蔽計算に用いる密度：
水と同等（密度：0.958g/cm3)

・・・・・・
モデル化
制御棒中間部

制御棒下部

使用済制御棒の側面図

制御棒の線源モデル（一部露出時）

③露出時
評価点
制御棒上部

・線源モデルの形状：
直方体
・自己遮蔽等の遮蔽計算に用いる密度：
水と同等（密度：0.958g/cm3)

・・・・・・
モデル化
制御棒中間部

制御棒下部

使用済制御棒の側面図

第 5図

制御棒の線源モデル（露出時）

冠水時及び露出時の線量率計算モデル

添付 4.1.3−13

4.

線量率の評価線 量 率 は ，Ｑ Ａ Ｄ − Ｃ Ｇ Ｇ Ｐ ２ Ｒ コ ー ド（ ver1.04）を 用 い て 計 算

している。
一般的に点減衰核積分法では，線源領域を細分化し点線源で近似を行い，各点線源から計算点までの媒質の通過距離から非散乱γ線束を求める。これにビルドアップ係数をかけ，線源領域全空間で積分した後，線量率換算係数をかけることで計算点での線量率を求める。
ＱＡＤ−ＣＧＧＰ２Ｒコードでは，式④を用い，線量率を計算している。第 4 図にＱＡＤ−ＣＧＧＰ２Ｒコードの計算体系を示す。

D j＝

F j･
i

Sij

･e
2

k

4･ ･Rijk･tk･Bij ･･･④

ｊ：エネルギ群番号ｉ：線源点番号ｋ：領域番号（遮蔽領域）
Ｆ j： 線 量 率 換 算 係 数
Ｓ i j：ｉ 番 目 の 線 源 点 で 代 表 さ れ る 領 域 の 体 積 で 重 み づ け さ れ た エ
ネルギｊ群の点線源強度
Ｒ i： ｉ 番 目 の 線 源 点 と 計 算 点 の 距 離
Ｂ ij： ビ ル ド ア ッ プ 係 数
μ jk： 領 域 ｋ に お け る エ ネ ル ギ ｊ 群 の γ 線 に 対 す る 線 吸 収 係 数
ｔ k： 領 域 ｋ を γ 線 が 透 過 す る 距 離
こ れ に よ り 求 め ら れ た エ ネ ル ギ 第 ｊ 群 の 線 量 率 Ｄ j か ら ，全 て の 線 源
エネルギ群について加えることによって全線量率を計算している。

添付 4.1.3−14

第 6 図5.

ＱＡＤ−ＣＧＧＰ２Ｒコードの計算

線量率を求める際の評価点と放射線遮蔽が維持される水位について(1)

線量率を求める際の評価点
線源からの線量率を求める際に設定する評価点は，第 4 図に示すように制御棒貯蔵ハンガ線源，制御棒貯蔵ラック線源，使用済
燃料ラック線源の各線源毎に，それぞれの真上のオペフロ床面高さとした。
線源毎にその真上のオペフロ床面高さの評価点における，使用済燃料プール水位に応じた線量率算出結果を合計したものを第 7図に示す。
なお，評価では第 1 図及び第 2 図の線量率計算モデルに示すよ
うにプール筐体による遮蔽は考慮せず，線源から評価点までの距離を入力として評価している。
(2)

放射線の遮蔽が維持される水位
本事故シーケンスグループにおける必要な遮蔽の目安とした線
量 率 は ，原 子 炉 建 屋 原 子 炉 棟 6 階 で の 作 業 時 間 か ら 10mSv／ h に 設定した。原子炉建屋原子炉棟 6 階での操作は，重大事故等対応要添付 4.1.3−15

員による使用済燃料プールへの注水準備操作（可搬型スプレイノ
ズルの設置及びホース敷設等）を想定しており，原子炉建屋原子炉 棟 6 階 を 含 め ， 原 子 炉 建 屋 内 に 滞 在 す る 時 間 は 2.2 時 間 以 内 であ る 。そ の た め ，重 大 事 故 等 対 応 要 員 の 被 ば く 量 は 最 大 で も 22mSv
で あ り ，緊 急 作 業 時 に お け る 被 ば く 限 度 の 100mSv に 対 し て 余 裕 がある。
また，作業員等が事象発生時に原子炉建屋原子炉棟 6 階に滞在していた場合でも，事象発生後速やかに管理区域外へ退避するため，原子炉建屋原子炉棟 6 階での被ばく量は限定的である。
な お ，必 要 な 遮 蔽 の 目 安 と し た 線 量 率 10mSv／ h は ，東 海 第 二 発
電所の施設定期検査作業時での原子炉建屋原子炉棟 6 階における線 量 率 の 実 績 値 （ 約 3.5mSv／ h） よ り 高 い 線 量 率 で あ る 。
必 要 な 遮 蔽 水 位 は 第 7 図 よ り 開 始 水 位 か ら 約 0.86m 低 下 し た 水
位である。なお，本評価ではバックグラウンドの線量率は考慮していないが，原子炉建屋原子炉棟 6 階でのバックグランドの線量
率 の 実 績 値 は 約 0.05mSv／ h 未 満 と 小 さ く ，本 評 価 の 通 常 水 位 時 の線量率を下回っており，バックグラウンドの影響については本評
価の保守性に包絡されている。

添付 4.1.3−16

1.0E+07

使用済燃料を線源とした線量率が支配的な水位
1.0E+06

使用済制御棒の自己遮蔽のモデル
は露出後も露出前と同様の水として評価をしているため，ほぼ同等の値となっている（露出前の評価
は 大 き な 保 守 性 を 持 っ て い る ）。

1.0E+05

1.0E+04

使用済制御棒の露出開始
1.0E+03

1.0E+02

1.0E+01

使用済制御棒を線源とした線量率が支配的な水位
1.0E+00

1.0E-01

1.0E-02

約 6. 40 m
1.0E-03

約 0. 86 m

第 7図

放射線の遮蔽が維持される水位

添付 4.1.3−17

添付資料 4.1.4
安定状態について想定事故１（使用済燃料プールの冷却機能及び注水機能の喪失）の安定状態については以下のとおり。
使用済燃料プール安定状態：事象発生後，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備を用いた使用済燃料プールへの注水により，使用済燃料プール水位を回復・維持することで，燃料の冠水，放射線遮蔽及び未臨界が維持され，使用済燃料プールの保有水の温度が安定
し，かつ，必要な要員の不足や資源の枯渇等のあ
らかじめ想定される事象悪化のおそれがない場
合，安定状態が確立されたものとする。
【安定状態の確立について】
使用済燃料プールの安定状態の確立について
可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水を実施することで，使用済燃料プール水位は回復，維持され，使用済燃料プールの安定状態が確立される。
また，重大事故等対策時に必要な要員は確保可能であり，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
【安定状態の維持について】
上記の燃料損傷防止対策により安定状態を維持できる。
ま た ，可 搬 型 代 替 注 水 中 型 ポ ン プ に よ る 代 替 燃 料 プ ー ル 注 水 系（ 注 水 ラ イ ン ）で使用した使用済燃料プールへの注水を継続し，残留熱除去系等を復旧し，復旧後は補給水系統等によりスキマサージタンクへの補給を実施する。使用済燃料プールの保有水を残留熱除去系等により冷却することによって，安定状態後の状態維持のための冷却が可能となる。
（ 添 付 資 料 2.1. 1 別 紙 1 参 照 ）添付 4.1.4−1

添付資料 4.1.5
使用済燃料プール水沸騰・喪失時の未臨界性評価

東海第二発電所の使用済燃料プールでは，ボロン添加ステンレス
鋼製ラックセルに燃料を貯蔵する。使用済燃料プールには，通常は限られた体数の新燃料と照射済燃料を貯蔵するが，臨界設計では，
新燃料及びいかなる燃焼度の照射済燃料を貯蔵しても十分安全側の評 価 を 得 る よ う に ，炉 心 装 荷 時 の 無 限 増 倍 率 が 1.30 と な る 燃 料 を 用
い て 評 価 し て い る 。ま た ，使 用 済 燃 料 プ ー ル 水 温 ，ラ ッ ク 製 造 公 差 ，
ボロン添加率，ラックセル内燃料配置それぞれについて最も結果が厳 し く な る 状 態 で 評 価 し て い る 。未 臨 界 性 評 価 の 基 本 計 算 条 件 を 第 1
表に，計算体系を第 1 図に示す。
仮に使用済燃料プール水が沸騰又は喪失状態となった場合には，使用済燃料プールの水密度が減少することにより，ラックセル内で中性子を減速する効果が減少し，実効増倍率を低下させる効果が生じる。一方，ラックセル間では水及びラックセルによる中性子を吸収する効果が減少するため，隣接ラックへの中性子の流れ込みが強くなり，実効増倍率を増加させる効果が生じる。
低水密度状態を想定した場合の使用済燃料プールの実効増倍率は
上 記 の 2 つ の 効 果 の バ ラ ン ス に よ り 決 定 さ れ る た め ，ラ ッ ク の 材 質・ピッチの組合せによっては通常の冠水状態と比較して未臨界性評価
結果が厳しくなる可能性がある。
そこで，東海第二発電所の使用済燃料プールにおいて水密度を一様 に 1.0〜 0.0g／ cm ３ と 変 化 さ せ て 実 効 増 倍 率 を 計 算 し た と こ ろ ， 中性子の強吸収体であるラックセル中のボロンの効果により，実効増
倍率を増加させる効果がある隣接ラックへの中性子流れ込みが抑制
添付 4.1.5−1

されることから，第 2 図に示すとおり，水密度の減少に伴い実効増
倍率は単調に減少する結果が得られた。このため，水密度が減少す
る事象が生じた場合でも未臨界は維持されることとなる。
なお，解析には，米国オークリッジ国立研究所（ＯＲＮＬ）が米
国原子力規制委員会（ＮＲＣ）の原子力関連許認可評価用として作成したモンテカルロ法に基づく３次元多群輸送計算コードであり，米国内及び日本国内の臨界安全評価に広く使用されているＳＣＡＬ
Ｅシステムを用いた。

添付 4.1.5−2

第 1表

未臨界性評価の基本計算条件
項目
燃料種類

燃料仕様

仕様
９ ×９ 燃 料 （ Ａ 型 ）Ｕ２３５濃縮度

wt％ ※ １

ペレット密度理 論 密 度 の 97％

ペレット直径0.96 ㎝

被覆管外径1.12 ㎝

被覆管厚さ

0.71 ㎜

燃料有効長3.71 m

ラックタイプキャン型

ラックピッチ㎜

材料

ボロン添加ステンレス鋼

使用済燃料ラックボロン濃度

wt ％ ※ ２

板厚

㎜

内のり
※1
※2

㎜

未 臨 界 性 評 価 用 燃 料 集 合 体 （ k ∞ ＝ 1. 3 未 燃 焼 組 成 ， Ｇ ｄ な し ）ボロン濃度の解析使用値は，製造公差下限値とする。

添付 4.1.5−3

第 1図

角管型ラックの計算体系

第 2図

実効増倍率の水密度依存性

添付 4.1.5−4

添付資料 4.1.6
使用済燃料プール水温の管理について

使用済燃料プールの水温は，海水温度や貯蔵する燃料の体数等により変動する。また，使用済燃料プールの水位及び水温に対する保安規定の運転上の制限が第 1 表のとおり定められており，発電長は定期的に運転上の制限を満足していることを確認している。
有効性評価における使用済燃料プールの初期水温は，使用済燃料プールの沸騰による水位低下が早く，評価項目に対して厳しい条件として ， 保 安 規 定 の 運 転 上 の 制 限 で あ る 65℃ を 設 定 し て い る 。
第 1 図に使用済燃料プール水温の年間の推移の例を示す。このように，使用済燃料プールの水温は，保安規定の運転上の制限に対して十分 に 低 い 水 温 で 推 移 し て お り ， 10 年 程 度 の 期 間 で の 最 大 値 は 約 40℃ ，
最 小 値 は 約 12℃ と な っ て い る 。
第 1表

使用済燃料プールに関する運転上の制限

項目
使用済燃料プールの水位
使用済燃料プールの水温

運転上の制限オーバーフロー水位付近にあること
65℃ 以 下100

使用済燃料プール水温（℃）

90
80
70
60
50
40
30
20
10
0
2009年4月

2009年6月

2009年8月

2009年10月

2009年12月

2010年2月

2010年4月※図中の空白箇所は点検等により正常な測定結果が得られなかった期間

第 1図

使用済燃料プール水温の推移の例

添付 4.1.6−1

添付資料 4.1.7
自然蒸発による水位低下速度について

1.

はじめに
使用済燃料プールの保有水が自然蒸発により水位低下する速度について，概略評価した。

2.

評価方法及び評価結果 【１】
水が定常的に蒸発するとした場合，拡散流束は濃度勾配に比例するため，次の①式で表される。
・・・・・・・・・・・・・①
ここで，w は単位時間に通過する物質の質量，D は拡散係数，dρ/dx は濃度勾配であり，この関係式はフィック（Fick）の拡散法則と呼ばれる。
水蒸気を含む空気を理想気体として取り扱うと，水蒸気の密度ρとその分圧
e との関係から，ρは次の②式で表される。
・・・・・・・・・・・・・・②
ここで，Mv は水蒸気のモル質量，R は気体定数，T は温度である。水蒸気の密度は水蒸気圧に比例するため，濃度勾配の代わりに水蒸気勾配 de/dx を用いると，①式は次の式となる。

・・・・・・・・・・・・③③式の比例定数 DMv/RT を K と置くと，・・・・・・・・・・・・・・④①式は次の⑤式で表される。
・・・・・・・・・・・・・・⑤③式より，拡散係数は次の⑥式で表される。

・・・・・・・・・・・⑥
添付 4.1.7−1

⑥式の Mv/RT は温度によって定まるため，水面の単位面積から単位時間に蒸発する水の質量 w と，水蒸気圧勾配 de/dx との関係から，水蒸気の拡散係数が求められる。この方法により，15℃付近の温度で測定した w と de/dx との関係
から，温度及び圧力による影響を考慮して空気中における水蒸気の拡散係数 Dは，次の⑦式で表される。
.

0.241

[cm ２ ／s]・・・・⑦

ここで，t は温度，P0 は標準気圧（=1,013.25hPa），P は空気の圧力である。
④式と⑦式から，比例定数 K は次の⑧式で表される。
0.263

.

10

［g／（cm・s・hPa）］・・・⑧

温度（t=0〜50℃）と比例定数 K の関係を図 1 に示す。なお，温度が 95℃，
空気の圧力が 1atm の標準状態における比例定数 K は 0.218×10 − ６ g／（cm・s・hPa）となり，1 時間当たりの拡散による自然蒸発量は約 6.64kg／m ２ と評価される。
想定事故１における沸騰開始までの時間は 5.1 時間であるが，保守的にこの期間中に 95℃で自然蒸発を継続したと仮定した場合，その総量は約 4.1m3 となる。事象開始時に 4.1m3 が蒸発したと仮定しても，遮蔽維持水位到達までの時
間は，4.1m3 の蒸発を仮定しない場合と同じく約 11.7 時間であり有意な変化は
生じない。

図1
【1】

温度と比例定数の関係図「湿度と蒸発−基礎から計測技術まで−」（コロナ社）
添付 4.1.7−2

添付資料 4.1.8

使用済燃料プール（ＳＦＰ）ゲートについて○ＳＦＰゲートについては，以下の理由により十分信頼性があるため，大規模な流出はない。
(1)

ＳＦＰゲートはＳＦＰと原子炉ウェルの流路に設けられたフックに 設 置 さ れ ，ス ト ッ パ ー に よ り 浮 き 上 が り を 防 止 す る 設 計 と し ，Ｓ Ｆ
Ｐゲートのフック及びストッパーは基準地震動ＳＳによる地震荷重に対し強度上問題ない設計とする。

(2)

Ｓ Ｆ Ｐ ゲ ー ト に つ い て 基 準 地 震 動 Ｓ ｓ に よ る 地 震 荷 重 ，静 水 圧 及 び
動 水 圧（ ス ロ ッ シ ン グ 荷 重 ）を 考 慮 し て 評 価 を 行 い ，強 度 上 問 題 な い設計とする。

(3)

Ｓ Ｆ Ｐ ゲ ー ト パ ッ キ ン の 材 質 は シ リ コ ン ゴ ム で あ り ，納 入 時 に 特 性試験（耐水試験（ＪＩＳ
ずみ試験（ＪＩＳＫＫ

６ ２ ５ ８ ）： 100℃ − 70h， 圧 縮 永 久 ひ

６ ２ ６ ２ ）： 150℃ − 70h） に よ り 材 料 健 全 性を 確 認 し て お り ，Ｓ Ｆ Ｐ 保 有 水 が 沸 騰 し た 場 合 に お い て も シ ー ト 性 能を確保可能。

添付 4.1.8−1（原子炉ウェル側）（ＳＦＰ側）cm

ＳＦＰゲート正面図
ＳＦＰゲート（原子炉ウェル側から）
側面図

第 1図

ＳＦＰゲートの構造図（内側ゲートの例）○ＳＦＰゲートのシール機能について以下に示す。
(1)

ＳＦＰゲートは原子炉ウェルとＳＦＰの流路に二重に設置されてお り ，内 側 の ゲ ー ト か ら リ ー ク し た 場 合 に お い て も 外 側 の ゲ ー ト に よりシート性能を確保可能。

(2)

Ｓ Ｆ Ｐ ゲ ー ト の パ ッ キ ン は 二 重 シ ー ル と な っ て お り ，外 側 の パ ッ キンからリークした場合においても内側のパッキンによりシート性能を 確 保 可 能 。（ パ ッ キ ン は 水 圧 に よ り 面 圧 を 確 保 し ， ス ト ッ パ ー に より据付状態を保持）

添付 4.1.8−2

シート部の詳細

A

A
スロット部
A
（ A― A 断 面 ）第 2図ＳＦＰゲート据付状態の概要図（参考）ＳＦＰゲートが外れた場合
ＳＦＰゲートが外れることによりＳＦＰ水が原子炉ウェル側へ流出した場合の水位及び線量等に対する評価を実施した。

○評価条件
・ＳＦＰゲートは，地震等が発生した場合でも十分信頼性があるものであるが，本評価では，保守的に，ＳＦＰゲートが外れ，かつゲート下端（スロット部）までＳＦＰ水位が低下した場合を想定し，その後使添付 4.1.8−3

用済燃料の崩壊熱によりＳＦＰ水位が燃料有効長頂部まで低下するまでの時間余裕を評価した。
なお，原子炉が未開放の状態であった場合，漏えいした燃料プールの保有水が原子炉ウェルやドライヤ気水分離器貯蔵プールに流れ込むことで原子炉ウェルの水位を上昇させ，原子炉ウェル側とＳＦＰ側の水位が均一になった際にＳＦＰからの保有水の漏えいが停止することも考えられるが，本評価においてはその効果に期待しないものとした。
・Ｓ Ｆ Ｐ 内 の 使 用 済 燃 料 の 崩 壊 熱 は ，想 定 事 故 １ 及 び 想 定 事 故 ２ と 同 様 ，
約 9.1MW と し た 。
・サイフォン等による漏えいはサイフォンブレーク用配管や現場の隔離操作により停止されるものとした。
ＳＦＰ保有水量（流出前）

約 1,189m ３原子炉ウェル等への流出量

約 813m ３

プール保有水量（流出後）

約 376m ３

プール水位低下量（通常運転水位からの低下）

約 7.0m○評価結果
事 象 発 生 か ら Ｓ Ｆ Ｐ 保 有 水 の 沸 騰 開 始 ま で の 時 間 余 裕 は 約 1.6 時 間 であった。また，沸騰によりＳＦＰ水位が低下し，ＳＦＰ水位が燃料有効
長 頂 部 ま で 低 下 す る ま で の 時 間 余 裕 は 約 3.2 時 間 で あ っ た 。
ＳＦＰ水位の低下により原子炉建屋原子炉棟 6 階の線量率は上昇する
ため，原子炉建屋原子炉棟 6 階での作業は困難となるが，事象開始から
燃 料 有 効 長 頂 部 ま で Ｓ Ｆ Ｐ 水 位 が 低 下 す る 時 間 余 裕 は 約 3.2 時 間 あ る ため，原子炉建屋原子炉棟 6 階での作業が不要である注水手段（代替燃料
プ ー ル 注 水 系（ 注 水 ラ イ ン ））に よ り Ｓ Ｆ Ｐ に お け る 燃 料 損 傷 を 防 止 す る
ことができる。

添付 4.1.8−4

冷却機能停止及びＳＦＰゲートからの流出後，ＳＦＰ水が沸騰するまでの時間
事象発生から燃料有効長頂部までＳＦＰ水位が低下するまでの時間

約 1.6 時 間
約 3.2 時 間

ＳＦＰ
通 常 水 位 （ EL .約 4 6.2）
漏えいした燃料プールの保有 水 に よ り ，原 子 炉 ウ ェ ル や
ドライヤ気水分離器貯蔵プ
ー ル の 水 位 が 上 昇 し ，漏 え いが 停 止 し た 場 合 （ 約 3.5 m）

制御棒貯蔵
ハンガ

Ｓ Ｆ Ｐ ゲ ー ト 底 部（ E L.約 3 9 .2）
原 子 炉

約 0.28 m
燃 料 有 効 長 頂 部（ E L.約 38.9 ）
燃料集合体

約 4.25 m
Ｓ Ｆ Ｐ 底 部 （ EL. 約 34.7 ）
制御棒貯蔵
ラック

スロット部

○まとめ
ＳＦＰゲート部はスロッシング荷重等を考慮しても十分に信頼性があ
るものであり，かつ万一ＳＦＰゲート部からリークがあった場合でも，
Ｓ Ｆ Ｐ 水 位 が 約 7.0m 低 下 す る が ，燃 料 が 露 出 す る こ と は な く ，Ｓ Ｆ Ｐ 水
位 が 燃 料 有 効 長 頂 部 ま で 低 下 す る 時 間 の 約 3.2 時 間 後 ま で に 原 子 炉 建 屋
原 子 炉 棟 6 階 で の 作 業 が 不 要 で あ る 注 水 手 段（ 代 替 燃 料 プ ー ル 注 水 系（ 注水 ラ イ ン ））に よ り 注 水 を 開 始 す る こ と で Ｓ Ｆ Ｐ 内 燃 料 の 損 傷 を 防 止 す る
ことが可能である。

添付 4.1.8−5

評価条件の不確かさの影響評価について（想定事故１）

第 1 表
項目

添付 4.1.9−1

初
期
条
件

使用済燃
料プール
の初期水
位

評 価 条 件 を 最 確 条 件 と し た 場 合 の 運 転 員 の 操 作 時 間 及 び 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タ に 与 え る 影 響 (1／ 4 )評価条件(初期，事故及び機器条件)の不確かさ
評価条件
最確条件

通常水位

通常水位
付近

評価条件設定の考え方

通常水位を設定

評価項目パラメータに与える影響

評価条件では通常水位を設定しているため，通常水位より低い水位の変動を考慮した場合，それにより時間余裕及び水位低下による異常の認知の時間が短くなることが考えられるが，本事象における注水操作は，使用済燃料プール水の初期水位に応じた対応をとるものではなく，使用済燃料プールの冷却機能喪失による異常の認知を起点として操作を開始するため，その起点より操作開始が遅くなることはなく，運転員等操作時間に与える影響はない。
また，初期に地震誘因のスロッシン
グが発生していた場合は，最大で約0.70m 程度の水位の低下が発生し，
この場合，事象発生から約 5 時間以
降は原子炉建屋原子炉棟 6 階の線量率が上昇し，その場における長時間の作業は困難となる。ただし，可搬型代替注水中型ポンプによる代替
燃料プール注水系（注水ライン）を使用した注水操作は屋外での操作であるため，現場操作に必要な遮蔽は維持される。このため，運転員等操作時間に与える影響はない。

評価条件では通常水位を設定しているため，その変動を考慮した場合，通常水位よりも低くなることが考えられ，それにより時間余裕が短くなることが考えられるが，仮に初期水位を水位低警報レベル（通常水位から約0.14m 低下した位置）とした場合であっても放射線の遮蔽が維持される最低水位に到達するまでの時間は事象発生から約 11 時間，水位が燃料有効長頂部まで低下するまでの時間は事象発生から 2 日以上あり，事象発生から 8
時間後までに可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した注水が可能であるため，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
また，初期に地震誘因のスロッシングが発生していた場合は，最大で約0.70m 程度の水位の低下が発生し，使用済燃料プール水位が放射線の遮蔽が維持される最低水位に到達するまでの時間は事象発生から約 5 時間後となり，それ以降は原子炉建屋原子炉棟 6 階の線量率が上昇し，その場における長時間の作業は困難となる。ただし，可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注
水操作は屋外での操作であるため，現場操作に必要な遮蔽は維持される。
なお，本スロッシングの評価には余震の影響は考慮していないが，余震は本震よりも小さな地震動となると考えられ，本震時のスロッシングによってプール水位が約 0.70m 低下しているため，プール水温度の上昇による水位の上昇を考慮しても余震による有意な水位低下はないと考えられる。

添付資料 4.1.9

運転員等の操作時間に与える影響

第 1 表
項目

使用済燃料
プールの初
期水温

評 価 条 件 を 最 確 条 件 と し た 場 合 の 運 転 員 の 操 作 時 間 及 び 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タ に 与 え る 影 響 (2／ 4 )評価条件(初期，事故及び機器条件)の不確かさ
評価条件
最確条件

65℃

評価条件設定の考え方

約 9.1MW（原子炉停止後 9 日）

評価項目パラメータに与える影響
最確条件では評価条件で設定している使用済燃料プールの水温より低くなるため，沸騰開始時間が遅くなり，水位低下は緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕が大きくなる。
なお，自然蒸発，使用済燃料プールの水温及び温度上昇の非一様性により，評価で想定している沸騰による水位低下開始時間より早く水位の低下が始まることも考えられる。しかし，自然蒸発による影響は沸騰による水位低下と比べてわずかであり，気化熱により使用済燃料プール水は冷却される。また，使用済燃料プールの水温の非一様性も沸騰開始後の気泡上昇を駆動力とした対流により影響が小さくなる。
仮に事象発生直後から沸騰による水位低下が開始すると想定した場合は，使用済燃料プール水位が放射線の遮蔽が維持される最低水位に到達するまでの時間は事象発生から約 6.6 時間後となり，それ以降は原子炉建屋原
子炉棟 6 階の線量率が上昇し，その場における長時間の作業は困難となる。ただし，可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作は屋外での操作であるため，現場操作に必要な遮蔽は維持される。

最確条件では評価条件で設定している燃料の崩壊熱と同等以下となる。崩壊熱約 9.1MW の場合は，評価条件と最確条件は同等であることからパラメータに与える影響はない。また，崩壊熱約 9.1MW 未満の場合は使用済燃料
プールの水温上昇及び水位低下速度は緩やかになることから，評価項目となるパラメータに対する余裕が大きくなる。

約 12℃〜
40℃（実績値）

通常運転中の最大値として，
保安規定の設定値である65℃を設定最確条件では評価条件で設定している使用済燃料プールの初期水温より低くなる
ことが考えられ，時間余裕が長くなることが考えられるが，注水操作は，使用済
燃料プール水の初期水温に応じた対応をとるものではなく，使用済燃料プールの冷却機能喪失による異常の認知を起点とするものであるため，運転員等操作時間に与える影響はない。

9.1MW 以下

原子炉の運転停止後に取り出された全炉心分の燃料とそれ以前に取り出された燃料を合わせて，使用済燃料プールの貯蔵ラックの容量の最大数となるように保管した状態を設定炉心燃料の冷却期間については過去の実績より取出期間が最も短い 9 日を想定
崩壊熱は，ORIGEN2 を用いて評価

最確条件では評価条件で設定している燃料の崩壊熱と同等以下となる。崩壊熱約9.1MW の場合は，評価条件と最確条件は同等であることから運転員操作時間に与える影響はない。また，崩壊熱約 9.1MW 未満の場合は，使用済燃料プールの水温上
昇及び水位低下速度は緩やかになるが，注水操作は燃料の崩壊熱の状態に応じた対応をとるものではなく，使用済燃料プールの冷却機能喪失による異常の認知を起点とするものであるため，運転員等操
作時間に与える影響はない。

初期条件

添付 4.1.9−2

燃料の崩壊
熱

運転員等の操作時間に与える影響

第 1 表
項目

プールゲ
ートの状
態

初期条件

添付 4.1.9−3

外部水源
の温度

評 価 条 件 を 最 確 条 件 と し た 場 合 の 運 転 員 の 操 作 時 間 及 び 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タ に 与 え る 影 響 (3／ 4 )評価条件(初期，事故及び機器条件)の不確かさ
評価条件
最確条件
プールゲー
プ ー ルゲ ート
ト閉鎖
開放
（原子炉ウ
（ 原 子炉 ウェ
ェル及びドル 及 びド ライ
ライヤ気水
ヤ 気 水分 離器
分離器貯蔵
貯 蔵 プー ルのプールの保保 有 水量 を考
有水量を考
慮）
慮しない）

35℃

外部水源
の容量

8,600m３

燃料の容量

約 1,010kL

35℃以下

8,600m ３
以上（ 西 側淡 水貯
水 設 備＋ 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）

評価条件設定の考え方

運転員等の操作時間に与える影響

評価項目パラメータに与える影響

全炉心燃料取出直後である
ため，プールゲートは開放されていることが想定されるが，保守的に原子炉ウェ
ル及びドライヤ気水分離器
貯蔵プールの保有水量を考慮しない状態を想定

最確条件では保有水量はプールゲート閉鎖時と比べ約 1.6 倍となり，使用済燃料プールの水温上
昇及び水位低下速度は緩やかになり，時間余裕が長くなることが考えられるが，注水操作はプール
ゲートの状態に応じた対応をとるものではなく，使用済燃料プールの冷却機能喪失による異常の認知を起点とするものであるため，運転員等操作時間に与える影響はない。

最確条件では保有水量はプールゲート閉鎖時と比べ約 1.6 倍となり，使用済燃料プールの水温上昇及び水位低下速度は緩やかになることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。

可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水による使用済燃料プール水位維持の観点で厳しい高めの水温として，年間の気象条
件変化を包含する高めの水温を設定

最確条件とした場合には，評価条件で設定している水温と同等以下となる。35℃の場合は，解析条
件と最確条件は同等であることから運転員等操
作時間に与える影響はない。35℃未満の場合は，使用済燃料プール注水後の水位低下速度が遅くなることが考えられるが，注水操作は水源の温度に応じた対応をとるものではなく，使用済燃料プ
ールの水位低下に伴う異常の認知を起点とし，補給水系及び残留熱除去系による使用済燃料プー
ルへの注水機能喪失の確認後に実施するものであるため，運転員等操作時間に与える影響はない。

最確条件とした場合には，評価条件で設定している水温と同等以下となる。35℃の場合は，解析条件と最確条件は同等であることから評価項目となるパラメータに与える影響はな
い。35℃未満の場合は，使用済燃料プール注水後の位低下速
度が遅くなることが考えられるが，その影響は小さく，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。

西側淡水貯水設備及び代替
淡水貯槽の管理下限値を設
定

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

−

軽油貯蔵タンク及び可搬型設備用軽油タンクの管理下
限値を設定

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

−

第 1 表
項目

事
故
条
件

安全機能
の喪失に
対する仮
定

外部電源

重大事故等対策に関連する機器条件

添付 4.1.9−4

可搬型代
替注水中
型ポンプ
による代
替燃料プ
ール注水
系（注水ラ
イン）を使
用した使
用済燃料
プールへ
の注水流
量

評 価 条 件 を 最 確 条 件 と し た 場 合 の 運 転 員 の 操 作 時 間 及 び 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タ に 与 え る 影 響 (4／ 4 )評価条件(初期，事故及び機器条件)の不確かさ
評価条件
最確条件
使用済燃料
使 用 済燃 料プ
プール冷却
ー ル 冷却 機能機能喪失及
喪 失 及び 注水
び注水機能
機能喪失
喪失
外部電源な
し

事 故 ごと に変化

３50m３／h50m ／h以上

評価条件設定の考え方
使用済燃料プール冷却機能及び注水機能喪失として，残留熱除去系，燃料プール
冷却浄化系及び補給水系の機能喪失を設定
外部電源の有無は事象進展に影響しないことから，資源の観点で厳しい外部電源なしを設定

燃料の崩壊熱による保有水の蒸発を補うために必要な注水量を上回り燃料損傷防止が可能な流量として設定

運転員等の操作時間に与える影響

評価項目パラメータに与える影響

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

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

外部電源がない場合と外部電源がある場合では，事象進展は同様であることから，運転員等操作時間に与える影響はない。

外部電源がない場合と外部電源がある場合では，事象進展は同様であることから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作は，注水流量を起点に開始する
操作ではないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。

評価条件で設定している可搬型代替注水中型ポンプによる代
替燃料プール注水系（注水ライン）で使用した注水流量は崩壊熱による保有水の蒸発を補うために必要な注水量（約 13m３／h）より大きく，注水操作開始以降の流量であることから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

第 2表

運 転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 ， 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タ に 与 え る 影 響 及 び 操 作 時 間 余 裕 （ 1 ／ 2）
評価条件(操作条件)

項目

操作条件

添付 4.1.9−5

可搬型代
替注水中
型ポンプ
による代
替燃料プ
ール注水
系（注水ラ
イン）を使
用した使
用済燃料
プールへ
の注水操
作

評価上の
操作開始
時間

評価条件設定の考え方

事象発生から 8 時間後可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した
使用済燃料プールへの注水の操作は，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイの準備操作（ホース敷設，可搬型スプレイノズル設置）の終了後から開始するものとし，可搬型
代替注水中型
ポンプによる代替燃料プー
ル注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作の時間を考慮して設定

操作の不確かさ要因

運転員等操作時間に
与える影響

【認知】
可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作の開始は事象発生から 8 時間後としているが，それまでに使用済燃料プールの冷却機能の喪失による異常を認知できる時間は十分にあり，認知遅れにより操作開始時間に与える影響はない。
【要員配置】
当該操作を行う重大事故等対応要員は，注水操作の実施期間中に他の操作を担っていないことから，操作開始時間に与える影響はない。
【移動】
可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）で使用する可搬型代替注水中型ポンプ等は車両であり，自走にて作業現場へ移動することを想定している。仮に地震等の外部事象が起因事象の場合に，アクセスルートに被害があっても，ホイールローダ等にて必要なアクセスルートを復旧できる体制としている。
【操作所要時間】
要員の移動時間に 20 分,可搬型代替注水中型ポンプ準備，西側淡水貯設備からのホース敷設等の準備操作に移動時間を含め 150 分を想定している。評価上の操作開始時間を 8 時間後と設定しているが，使用済燃料プールの冷却機能の喪失による異常を認知した
時点での準備が可能である。なお，その場合は実際の操作開始時
間は早くなる場合が考えられる。
【他の並列操作の有無】
本操作は，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水
系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレ
イの準備操作（ホース敷設，可搬型スプレイノズル設置）の終了
後から開始するものであり当該操作に対応する重大事故等対応
要員に他の並列操作はなく，操作開始時間に与える影響はない。
【操作の確実さ】
重大事故等対応要員の現場操作は，操作の信頼性向上や要員の安全のため 2 人 1 組で実施することとしており，誤操作は起こりにくく，誤操作等が操作開始時間に影響を及ぼす可能性は非常に低い。

評価上の操作開始時
間を事象発生 8 時間
後として設定しているが，本操作は，可搬型代替注水大型ポン
プによる代替燃料プール注水系（可搬型ス
プレイノズル）を使用
した使用済燃料プー
ルスプレイの準備操作（ホース敷設，可搬型スプレイノズル設
置）の終了後から開始するものであり，可搬型代替注水大型ポン
プによる代替燃料プール注水系（可搬型ス
プレイノズル）を使用
した使用済燃料プー
ルスプレイの準備操
作の所要時間，及び可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料
プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注
水操作の所要時間を考慮すると，実際には使用済燃料プールへの注水開始時間は早くなることが考えられるため，使用済燃料
プール水位の回復は早くなる。

評価項目となる
パラメータに与える影響

評価上の操作
開始時間に対し，実際の操作開始時間が早くなる場合が考えられ，
この場合，使用済燃料プー
ル水位の回復が早くなり，
評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。

操作時間余裕

訓練実績等

当該操作に対する
時間余裕は放射線の遮蔽が維持される最低水位に到達するまでの時間が事象発生から約
11.7 時間，燃料有
効長頂部まで水位が低下するまでの時間が事象発生から 2 日以上あり，これに対して事故を認知して注水を開始するまでの時間は 8 時間である
ため，時間余裕がある。

可搬型代替注水中型ポンプ準備，ホース敷設等は，移動も含め所要時間を 170 分と想定している。要員の移動時間は
20 分以内であり，可搬型代替
注水中型ポン
プ準備，ホース
敷設等は，移動も含め訓練実績等では約 154分。想定している範囲内で意図している運転操作が実施可能であることを確認した。

第 2表

運 転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 ， 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タ に 与 え る 影 響 及 び 操 作 時 間 余 裕 （ 2 ／ 2）
評価条件(操作条件)

項目

操作条件

添付 4.1.9−6

可搬型代
替注水中
型ポンプ
への燃料
給油操作

評価上の
操作開始
時間

事象発生
から 8 時間後

評価条件設定の考え方

可搬型代替注水中型ポンプへの燃料給油は，評価条件ではないが，
評価で想定している操作の成立や継続に必要な作業であり，燃料が枯渇しないように設定

操作の不確かさ要因【認知】「可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作」と同様であり，認知遅れが操作開始時間に影響を及ぼす可能性は非常に小さい。
【要員配置】
本操作を実施する招集要員は，操作の実施期間中に他の操作を担っていないことから，要員配置が操作開始時間に与える影響はない。
【移動・操作所要時間】
参集要員の参集まで 120 分を想定している。また，燃料給油に用いるタンクローリは車両であり，自走にて作業現場へ移動することを想定している。仮に地震等の外部事象が起因事象で，アクセスルートに被害がある場合でも，ホイールローダ等にて必要なアクセスルートを復旧できる体制としている。可搬型設
備用軽油タンクからタンクローリへの燃料給油として移動も含め 90 分を想定しており，十分な時間余裕を確保していることから，移動及び操作所要時間が操作開始時間に影響を及ぼす
可能性は非常に小さい。
【他の並列操作有無】
他の並列操作はないことから操作開始時間に与える影響はない。
【操作の確実さ】
現場での操作は，操作の信頼性の向上や要員の安全のため，操作要員 2 人以上で実施することとしており，誤操作は起こりにくいことから，誤操作等が操作開始時間に影響を及ぼす可能性
は非常に小さい。

運転員等操作時間に与える影響認知時間及び移動
・操作所要時間は，余裕時間を含めて設定していることから，実態の操作
開始時間は解析上の操作開始時間よりも若干早まる可能性がある。

評価項目となるパラメータに与える影響

実態の操作開始時
間は解析上の設定から早まる可能性があるが，評価項
目となるパラメー
タに直接影響を与えることはない。

操作時間余裕訓練実績等

各機器の燃料が枯渇しない時間内に実施することで燃料損傷を回避することが可能であり，可搬型代替注
水中型ポンプによる代替燃料プール
注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水開始から 3
時間半程度の時間余裕がある。

可搬型代替注水中型ポンプへの燃料給油操作は，移動も含めて 90 分を想定している
ところ訓練実績等では約 80分。また，以降，各機器の燃料が枯渇しない時間間隔（許容時間）以内で実施することとしており，許容時間 210 分のところ，訓練実績
等により約 25分。許容時間内で意図している作業が実施可能であることを確認した。

添付資料 4.1.10
7 日間における水源の対応について（想定事故１）

1.

水源に関する評価①

淡水源（有効水量）
・ 西 側 淡 水 貯 水 設 備 ： 4,300m ３

2.
①

水使用パターン
可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替燃料プール注水系（注水ライン）による使用済燃料プールへの注水
事象発生 8 時間以降から，西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水を実施する。
水位回復後は，蒸発量に相当する流量で注水する。

3.

時間評価
使用済燃料プールへの注水によって，西側淡水貯水設備の水量は減少する。
こ の 間 の 西 側 淡 水 貯 水 設 備 の 使 用 水 量 は 合 計 約 2,120m ３ で あ る 。

4.

水源評価結果時 間 評 価 の 結 果 か ら ，7 日 間 の 対 応 に お い て 合 計 約 2,120m ３ の 水 が必 要 と な る が ， 西 側 淡 水 貯 水 設 備 に 4,300m ３ の 水 を 保 有 す る こ と から必要水量を確保している。このため，安定して冷却を継続することが可能である。
添付 4.1.10−1

添付資料 4.1.11
7 日間における燃料の対応について（想定事故１）

保守的に全ての設備が，事象発生直後から 7 日間燃料を消費するものとして
評価する。
時系列

合計

判定

7 日間の
軽油消費量
約 755.5kL

軽油貯蔵タ
ンクの容量
は 約 800kL
であり，７日
間対応可能

7 日間の
軽油消費量
約 12.0kL

可搬型設備
用軽油タン
クの容量は
約 210kL であり，７日間
対応可能

7 日間の
軽油消費量
約 70.0kL

緊急時対策
所用発電機
燃料油貯蔵
タンクの容
量 は 約 75kL
であり，7 日間の対応可能

非常用ディーゼル発電機 2 台起動 ※１（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
1,440.4L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×2 台（運転台数）＝約 484.0kL
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機 1 台起動 ※２（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
775.6L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×1 台（運転台数）＝約 130.3kL
常設代替高圧電源装置 2 台起動 ※３（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
420.0L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×2 台（運転台数）＝約 141.2kL
可搬型代替注水中型ポンプ 2 台起動（代替燃料プール注水系（注水ライン））
35.7L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×2 台（運転台数）＝約 12.0kL

緊急時対策所用発電機 1 台起動（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
411L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×1 台（運転台数）＝約 70.0kL※1

事故収束に必要なディーゼル発電機は非常用ディーゼル発電機 1 台であるが，保守的にディーゼル発電機 2 台の起動を仮定した。
※2 事故収束に必要ではないが，保守的に起動を仮定した。
※3 緊急用母線の電源を，常設代替高圧電源装置 2 台で確保することを仮定した。

添付 4.1.11−1

添付資料 4.1.12
常設代替交流電源設備の負荷（想定事故１）

主要負荷リスト
起動順序【電源設備：常設代替高圧電源装置】
主要機器名称緊急用母線自動起動負荷
・緊急用直流125V充電器
・その他必要な負荷
常設低圧代替注水系ポンプ

①
②

負荷容量
(kW)

負荷起動時の最
大負荷容量(kW)

定常時の連続最
大負荷容量
(kW)

約 252

約 204

約689

約394

約 120
約 84
約190

負荷 容量(kW)

7,000

6,000

5,000

4,000

3,000

常設 代替 高 圧電 源 装置 2台 の最 大 容量 2,760kW ※ １
常設 代替 高 圧電 源 装置 2台 の連 続 定格 容 量 2,208kW ※ ２

2,000

1,000

②

最大負荷容量約689kW①
0▲

1

経過 時間 (h)常設代替高圧電源装置 2 台
起動
常設 代替 高 圧電 源 装置 の負 荷 積算 イ メー ジ
※1※2

常 設代替高圧電源装置定格出力運転時の容量（1,380kW×運 転台 数 ＝最 大 容量 ）常 設代替高圧電源装置定格出力運転時の 80％の容 量 （1,380kW×0.8×運 転台 数＝ 連続 定 格容 量 ）添付 4.1.12−1

添付資料 4.1.13
使用済燃料プール水の沸騰状態継続時の鉄筋コンクリートへの熱影響について

1.

はじめに
想定事故１及び想定事故２においては，事象発生後，可搬型代替注

水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した
使用済燃料プールへの注水によって，使用済燃料プールの水位は回復・維持される。
その後，残留熱除去系等の使用済燃料プールの冷却機能を復旧する
こ と に よ り ，使 用 済 燃 料 プ ー ル 水 温 を 低 下 さ せ る が ，そ れ ま で の 間 は ，
使用済燃料プールの水温は高温状態が継続することとなるが，使用済
燃料プールの構造材であるコンクリート及び鉄筋は，一般的に温度の上昇と共に強度及び剛性が劣化する傾向にあるとされている。
このため，使用済燃料プール水の沸騰状態が長期間継続した場合の鉄筋コンクリートへの影響について検討した。

2.

使用済燃料プールへの沸騰状態継続の影響について
使用済燃料プールは，ステンレス鋼によりライニングされた構造となっており，重大事故等時に使用済燃料プール水が沸騰状態となった場合でも，代替注水設備により使用済燃料プールへの注水が行われる
ため，使用済燃料プールはコンクリートからの水分逸散のないシール
状態が維持される。表１に示す文献によると，シール状態が維持されて い る 場 合 は 加 熱 温 度 110℃ で 加 熱 期 間 3.5 年 間 （ 又 は 2 年 間 ） の 場
合でも，圧縮強度の低下傾向は認められないとされている。また，加熱による剛性についても，シール状態が維持された状態において大きな低下はないとされている。
添付 4.1.13−1

ま た ，鉄 筋 に つ い て は ，強 度 及 び 剛 性 は お お む ね 200℃ か ら 300℃ までは常温時の特性を保持するとされている。
以 上 よ り ， 使 用 済 燃 料 プ ー ル 水 の 沸 騰 状 態 が 3.5 年 間 継 続 し た 場 合にも，コンクリートの健全性は維持されるものと考えられる。

第 1表

高温を受けたコンクリートの圧縮強度に関する文献
試験条件

文献名（出典）温度

熱影響場におけるコンクリートの劣化に関する研究（ 第 48 回 セ メ ン ト 技 術 大 会 講 演 集 1994 ）

長期間過熱を受けたコンクリートの物性変化に関する実験的研究（その 1 実験計画と結果概要）（ 日 本 建 築 学 会 大 会 学 術 講 演 梗 概 集 (中 国 )1999 年 9 月 ）長期間過熱を受けたコンクリートの物性変化に関する実験的研究（その2 普通コンクリートの力学特性試験
結果）（ 日 本 建 築 学 会 大 会 学 術 講 演 梗 概 集 (中 国 )1999 年 9 月 ）長期間過熱を受けたコンクリートの物性変化に関する実験的研究（その3 耐熱コンクリートの力学特性試験
結果）（ 日 本 建 築 学 会 大 会 学 術 講 演 梗 概 集 (中 国 )1999 年 9 月 ）

※1

110℃
一定加熱※１110℃
一定加熱※１

期間

結果

1 日〜
3.5 年 間 ※ １

シ ー ル 状 態 の 場 合 ，圧 縮
強 度 ，剛 性 の 低 下 は 認 められない。
シール状態でない場合，
圧縮強度の低下は認め
ら れ な い が ，剛 性 の 低 下が認められる。

1 日〜
24 ヶ 月 ※ １

シ ー ル 状 態 の 場 合 ，圧 縮
強 度 ，剛 性 の 低 下 は 認 められない。
シール状態でない場合，
圧縮強度の低下は認め
ら れ な い が ，剛 性 の 低 下が認められる。

文献ではこの他にも温度条件等を変えた実験も実施している

添付 4.1.13−2

4.2

想定事故２

4.2.1

想定事故２の特徴，燃料損傷防止対策(1)

想定する事故「使用済燃料プールにおける重大事故に至るおそれがある事故」において，使用済燃料プールにおける燃料損傷防止対策の有効性を確認するために想定する事故の一つは，「1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，想定事故２として「サイフォン現象等により使用済燃料プー
ル内の水の小規模な喪失が発生し，使用済燃料プールの水位が低下する事故」である。

(2)

想定事故２の特徴及び燃料損傷防止対策の基本的考え方
想定事故２では，使用済燃料プールの冷却系の配管破断によるサイフォ
ン現象等により使用済燃料プール内の水の小規模な漏えいが発生するとともに，使用済燃料プール注水機能が喪失することを想定する。このため，使用済燃料プール水位が低下することから，緩和措置がとられない場合には，燃料は露出し，燃料損傷に至る。
本想定事故は，使用済燃料プール水の漏えいによって燃料損傷に至る事故を想定するものである。このため，重大事故等対処設備の有効性評価としては，使用済燃料プール水の漏えいの停止手段及び使用済燃料プールの注水機能に対する重大事故等対処設備に期待することが考えられる。
以上により，想定事故２では，使用済燃料プール水の漏えいの停止や，使用済燃料プールへの注水の確保を行うことによって，燃料損傷の防止を図るとともに，使用済燃料プール水位を維持する。

4.2−1

(3)

燃料損傷防止対策想定事故２における機能喪失に対して，使用済燃料プール内の燃料が著しい損傷に至ることなく，かつ，十分な冷却を可能とするため，サイフォ
ンブレーク用配管による使用済燃料プール保有水のサイフォン現象による漏えいの防止手段，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水手段及び可搬型代
替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した
使用済燃料プールへの注水手段，及び可搬型代替注水大型ポンプによる代
替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水手段を整備する。また，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール
注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへの注水手段，
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールへの注水手段及び可搬型代替注水大型
ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した
使用済燃料プールへの注水手段を整備する。
本評価では，対応操作に時間を要する可搬型設備を用いた手段を対象とすることとし，この中から，地震・津波の影響を受けず，手順上で優先順
位の高い西側淡水貯水設備を水源とする，可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水手段を評価対象とすることとし，その他の注水手段については評価上考慮しないものとする。これらの対策の概略系統図を第 4.2−1 図に，対応手順の概要を第 4.2−2 図に示すとともに，重大事故等対策の概要を以下に示す。また，重大事故等対策における手順と設備の関係を第 4.2−1 表に示す。
想定事故２において必要な要員は，災害対策要員（初動）17 名及び参集
4.2−2

要員 2 名である。
災害対策要員（初動）の内訳は，当直発電長 1 名，当直副発電長 1 名，
運転操作対応を行うための当直運転員 3 名，指揮，通報連絡を行うための災害対策要員（指揮者等）4 名及び現場操作を行うための重大事故等対応
要員 8 名である。
参集要員の内訳は，タンクローリによる燃料給油操作を行うための重大事故等対応要員 2 名である。
必要な要員と作業項目について第 4.5.2−3 図に示す。

ａ．使用済燃料プール水位低下の確認
燃料プール冷却浄化系配管の破断によるサイフォン現象等により使用済燃料プール内の水の小規模な漏えいが発生し，使用済燃料プール水位が低下する。使用済燃料プールの水位が低下したことを使用済燃料プー
ル水位低警報の発信等により確認する。
使用済燃料プール水位低下を確認するために必要な計装設備は，使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）である。
（添付資料 4.1.1）
ｂ．使用済燃料プール注水機能喪失の確認（補給水系，残留熱除去系）
喪失した使用済燃料プールの保有水を補給するため，残留熱除去系及び補給水系による使用済燃料プールへの注水操作を行う。中央制御室からの遠隔操作により使用済燃料プールへの注水操作が困難な場合，使用済燃料プールの注水機能が喪失したことを確認する。
使用済燃料プール注水機能喪失を確認するために必要な計装設備は，使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），残留熱除去系系統流量等であ
る。
4.2−3

ｃ．使用済燃料プール水位，温度監視
使用済燃料プールの注水機能喪失の確認後，使用済燃料プールの水位，
温度を監視する。
使用済燃料プール水位，温度を監視するために必要な計装設備は，使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）等である。
ｄ．使用済燃料プール注水機能の回復操作
使用済燃料プール注水機能（残留熱除去系及び補給水系)の回復操作を実施する。
ｅ．常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作
中央制御室からの遠隔操作により，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水を実施する。
なお，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水は評価上考慮しない。
常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作に必要な計装設備は，使用済
燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）等である。
ｆ．可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイの準備操作
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイ実施のための準備操作として，ホース及び可搬型スプレイノズルを設置する。本作業は，原子炉建屋原子炉棟内での作業を伴うことから，原子炉建屋原子炉棟内での作業環境が悪化する前に実施するため，常設低圧代替注水系ポンプに4.2−4

よる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水と同時並行で実施する。なお，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイは評価上考慮しない。
ｇ．可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作
可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作は，使用済燃料プールの水位低下に伴う異常の認知を起点とし，補給水系及び残留熱除去系による使用済燃料プールへの注水機能喪失の確認後に開始する。
外部電源が喪失している場合は，中央制御室からの遠隔操作により常設代替高圧電源装置から緊急用母線を受電し，必要な計装設備及び可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）の電動弁に給電する。
緊急用母線の受電に必要な計装設備は，緊急用Ｍ／Ｃ電圧である。
可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水を開始することにより，使用済燃料プール水位を回復する。その後，蒸発量に応じた水量を注水すること
で，使用済燃料プール水位を，必要な遮蔽を確保できる最低水位（線量率が 10mSv／h※ となる通常水位から約 0.86m 下の水位）より高く維持する。
※

本想定事故における必要な遮蔽の目安とした線量率は，原子炉建屋原子炉棟 6 階での作業時間から 10mSv／h に設定した。原子炉建屋原子炉棟 6 階での操作は，重大事故等対応要員による可搬型代替注水大型ポンプによる代
替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プー

4.2−5

ルスプレイの準備操作（ホース及び可搬スプレイノズルの設置）を想定しており，原子炉建屋原子炉棟 6 階を含め，原子炉建屋内に滞在する時間は
2.2 時間以内である。そのため，重大事故等対応要員の被ばく量は最大でも 22mSv であり，緊急作業時における被ばく限度の 100mSv に対して余裕がある。
また，作業員等が事象発生時に原子炉建屋原子炉棟 6 階に滞在していた場
合でも，事象発生後速やかに管理区域外へ退避するため，原子炉建屋原子炉棟 6 階での被ばく量は限定的である。

可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水を確認するために必要な計装設備
は，使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）等である。
ｉ．タンクローリによる燃料給油操作
タンクローリにより可搬型設備用軽油タンクから可搬型代替注水中型
ポンプに燃料給油を実施する。

以降，使用済燃料プール水位の維持は，可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水により継続的に実施する。

4.2.2

燃料損傷防止対策の有効性評価(1)

有効性評価の方法
想定事故２の評価においては，「1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，「サイフォン現象等により使用済燃料プール水の小規模な喪失が発生し，使用済燃料プールの水位が低下する事故」を想定する。
なお，使用済燃料プールの保有水の漏えいを防止するため，使用済燃料
4.2−6

プールには排水口を設けない設計としており，また，燃料プール冷却浄化
系はスキマ堰を越えてスキマサージタンクに流出する水を循環させる設計とするとともに，使用済燃料プールに入る配管には真空破壊弁を設け，サイフォン現象により，使用済燃料プール水が流出しない設計としている。
使用済燃料プールに入る配管の真空破壊弁は動力を必要としない設計であり，信頼性は十分高いと考えられるが，本想定事故では閉固着を想定する。
想定事故２では，燃料プール冷却浄化系配管の破断の後，使用済燃料プ
ール水の漏えいが発生するが，サイフォンブレーク用配管により使用済燃料プール水のサイフォン現象による漏えいは防止され，使用済燃料プール
水位の低下は燃料プール水戻り配管水平部下端（通常水位から約 0.23m 下）で停止する。その後，崩壊熱による使用済燃料プール水温の上昇，沸騰及び蒸発によって使用済燃料プール水位は低下する。可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を用いた使用済燃料プー
ルへの注水により，使用済燃料プール水位が放射線の遮蔽が維持される最低水位（線量率が 10mSv／h となる通常水位から約 0.86m 下の水位）を確保できることを評価する。なお，放射線の遮蔽が維持される使用済燃料プー
ル水位を確保できることで，燃料有効長頂部の冠水は維持される。また，
未臨界が維持されることについては，使用済燃料プール水の水密度によらず未臨界が維持できることを評価する。
また，評価条件の不確かさの影響評価の範囲として，想定事故２における運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影
響及び操作時間余裕を評価する。
（添付資料 4.1.4，4.2.1，4.2.2）(2)

有効性評価の条件
4.2−7

想定事故２に対する初期条件も含めた主要な評価条件を第 4.2−2 表に示す。また，主要な評価条件について，想定事故２特有の評価条件を以下に示す。
なお，本評価では，崩壊熱及び当直運転員の人数の観点から厳しい条件である，原子炉運転停止中の使用済燃料プールを前提とする。原子炉運転中の使用済燃料プールは，崩壊熱が原子炉運転停止中の使用済燃料プールに比べて小さく事象進展が緩やかになること，また，より多くの当直運転員による対応が可能であることから本評価に包絡される。
（添付資料 4.2.1）
ａ．初期条件(a)

使用済燃料プールの初期水位及び初期水温
使用済燃料プールの初期水位は通常水位とし，保有水量を厳しく見積もるため，使用済燃料プールと隣接する原子炉ウェルの間に設置されているプールゲートは閉状態を仮定する。また，使用済燃料プールの初期水温は，運転上許容される上限の 65℃とする。

(b)

崩壊熱
使用済燃料プールには貯蔵燃料のほかに，原子炉停止後に最短時間（原子炉停止後 9 日）で取り出された全炉心分の燃料が一時保管されていることを想定し，使用済燃料プールの崩壊熱として約 9.1MW を用いるものとする。
なお，このときの崩壊熱による保有水の蒸発を補うために必要な注水量（水源温度 35℃）は約 13m ３ ／h である。

ｂ．事故条件(a)

安全機能の喪失に対する仮定
使用済燃料プール冷却機能及び注水機能として，燃料プール冷却浄
4.2−8

化系，補給水系及び残留熱除去系の機能が喪失するものとする。
(b)

配管破断の想定
使用済燃料プール水位が最も低下する可能性のあるサイフォン現象
による漏えいとして，燃料プール冷却浄化系配管の破断を想定する。

(c)

使用済燃料プール水位の低下
破断を想定している燃料プール冷却浄化系配管に設置されている 2個の真空破壊弁については，閉固着を仮定する。サイフォン現象による使用済燃料プールの水位低下は，サイフォンブレーク用配管により，燃料プール水戻り配管水平部下端（通常水位から約 0.23m 下）で停止することを想定する。なお，このときの水位低下は，保守的に瞬時に上記水位まで低下することを想定する。
（添付資料 4.2.3）

(d)

外部電源
外部電源はないものとする。
外部電源がない場合においても，可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水は可能であり，外部電源がある場合と事象進展は同様となるが，資源の評価の観点から厳しくなる，外部電源がない場合を想定する。

ｃ．重大事故等対策に関連する機器条件(a)

可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）
使用済燃料プールへの注水は，可搬型代替注水中型ポンプを使用す
るものとする。使用済燃料プールへの注水流量は，燃料の崩壊熱による使用済燃料プール水の蒸発量を上回り燃料損傷防止が可能な流量として，50m３ ／h を設定する。
4.2−9

ｄ．重大事故等対策に関連する操作条件
運転員等操作に関する条件として，「1.3.5

運転員等の操作時間に対する仮定」に示す分類に従って以下のとおり設定する。
(a)

可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作は，可搬型代替注水
大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイの準備操作の終了後から開始するものとし，可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作の時間を考慮して，事象発生 8 時間後から注水を開始する。

(3)

有効性評価の結果
想定事故２における使用済燃料プール水位の時間変化を第 4.2−4 図に，
使用済燃料プール水位と線量率の関係を第 4.2−5 図に示す。
ａ．事象進展
燃料プール冷却浄化系配管の破断により，使用済燃料プール水位が燃
料プール水戻り配管水平部下端まで瞬時に低下する。スキマ堰を越える
水がなくなるためスキマサージタンクの水位低下又は使用済燃料プール
水位低下に伴い発生する警報により異常を認知する。使用済燃料プール
水位が通常水位から約 0.23m 下まで低下していること等を確認し，使用済燃料プールからの漏えいが発生したこと及びサイフォンブレーク用配管によりサイフォン現象による漏えいが停止したことを確認する。使用済燃料プールの注水機能喪失を確認し，補給水系による使用済燃料プー
ルへの注水操作を行うが，補給水系が使用不可能な場合，可搬型代替注
水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使
4.2−10用済燃料プールへの注水操作を行う。
使用済燃料プールへの注水が開始されるまで，使用済燃料プール水温は約 7.0℃／h で上昇し，事象発生から約 5.0 時間後に 100℃に達する。
その後，蒸発により使用済燃料プール水位は低下し始めるが，事象発生から 8 時間後に可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水を開始することにより，使用済燃料プール水位は回復する。
その後は，蒸発量に応じた水量を使用済燃料プールに注水し，使用済
燃料プール水位を維持しつつ，使用済燃料プールの冷却機能の回復に努める。

ｂ．評価項目等
使用済燃料プール水位の時間変化は第 4.2−4 図に示すとおり，通常水
位から約 0.62m 下まで低下するにとどまり，燃料有効長頂部は冠水維持される。また，使用済燃料プール水温は事象発生後約 5.0 時間で沸騰し，その後 100℃付近で維持される。
また，第 4.2−5 図に示すとおり，使用済燃料プール水位が通常水位から約 0.62m 下の水位になった場合の線量率は，約 3.1mSv／h であり，必要な遮蔽の目安と考える 10mSv／h と比べて低い値であることから，この水位において放射線の遮蔽は維持される。なお，線量率の評価点は原子
炉建屋原子炉棟 6 階における制御棒貯蔵ハンガ真上の床面高さとしている。
使用済燃料プールでは燃料集合体がボロン添加ステンレス鋼製ラック
セルに貯蔵されており，必要な燃料間距離をとる等の設計により，水密度によらず未臨界は維持される。
4.2−11

事象発生 8 時間後から可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水を行うことで使用済燃料プール水位は回復し，その後，蒸発量に応じた使用済燃料プールへの注水を継続し，機能喪失している設備の回復に努める。回復後は補給水系によりスキマサージタンクへの注水を実施し，漏えい箇所を隔離した状態で残留熱除去系等により冷却を実施することで安定状態を維持できる。
以上により，本評価では，「1.2.3.2

有効性を確認するための評価項

目の設定」に示す(1)から(3)の評価項目について，対策の有効性を確認した。
（添付資料 4.1.2，4.2.4）

4.2.3

評価条件の不確かさの影響評価

評価条件の不確かさの影響評価の範囲としては，運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価する。
想定事故２では，燃料プール冷却浄化系配管の破断により使用済燃料プー
ルの保有水の小規模な喪失が発生し，サイフォンブレーク用配管により使用済燃料プール水のサイフォン現象による漏えいは防止され，燃料プール水戻り配管水平部下端（通常水位から約 0.23m 下）まで使用済燃料プールの水位が低下することが特徴である。よって，不確かさの影響を確認する運転員等
操作は，事象進展に有意な影響を与えると考えられる操作として，可搬型代
替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作とする。
(1)

評価条件の不確かさの影響評価
4.2−12

ａ．初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件
初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件は，第 4.2−2 表に示すとおりであり，それらの条件設定を設計値等，最確条件とした場合の影響を評価する。また，評価条件の設定に当たっては，設計値を用いるか又は評価項目となるパラメータに対する余裕が小さくなる
よう保守的な設定をしていることから，この中で事象進展に有意な影響を与える可能性がある項目について，評価結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
初期条件の燃料の崩壊熱は，評価条件の約 9.1MW に対して最確条件
は約 9.1MW 以下であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，評価条件で設定している燃料の崩壊熱と同等以下となる。崩壊熱約 9.1MW の場合は，評価条件と最確条件は同等であることから運転員操作時間に与える影響はない。また，崩壊熱約 9.1MW 未満の場合
は，使用済燃料プールの水温上昇及び水位低下速度は緩やかになるが，注水操作は燃料の崩壊熱の状態に応じた対応をとるものではなく，使用済燃料プールの水位低下に伴う異常の認知を起点とし，補給水系及び残留熱除去系による使用済燃料プールへの注水機能喪失の確認後に実施するものであるため，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の使用済燃料プール水温は，評価条件の 65℃に対して最確
条件は約 12℃〜約 40℃であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，評価条件で設定している使用済燃料プールの初期水温より低くなることが考えられ，その場合には，更に時間余裕が長くなるが，注水操作は使用済燃料プール水の初期水温に応じた対応をとる
ものではなく，使用済燃料プールの水位低下に伴う異常の認知を起点とし，補給水系及び残留熱除去系による使用済燃料プールへの注水機
4.2−13

能喪失の確認後に実施するものであるため，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の使用済燃料プール水位は，評価条件の通常水位に対して最確条件では通常水位付近であり，本評価条件の不確かさとして，その変動を考慮した場合，通常水位よりも低くなることも考えられ，その場合には，時間余裕が短くなるが，注水操作は燃料プール水の初期水位に応じた対応をとるものではなく，使用済燃料プールの水位低下に伴う異常の認知を起点とし，補給水系及び残留熱除去系による使用済燃料プールへの注水機能喪失の確認後に実施するものであるため，運転員等操作時間に与える影響はない。また，初期に地震誘因のスロッシングが発生していた場合は，最大で約 0.70m の水位の低下が発生
し，使用済燃料プール水位が放射線の遮蔽が維持される最低水位（線量率が 10mSv／h となる通常水位から約 0.86m 下の水位）に到達するまでの時間は事象発生から約 5 時間後となり，それ以降は原子炉建屋原
子炉棟 6 階の線量率が上昇し，その場における長時間の作業は困難となる。ただし，可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作は屋外での操作であるため，現場操作に必要な遮蔽は維持される。このため，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件のプールゲートの状態は，評価条件のプールゲート閉鎖に対して最確条件はプールゲート開放であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，保有水量はプールゲート閉鎖時と比べ約1.6 倍となり，使用済燃料プールの水温上昇及び蒸発による水位低下
速度は緩やかになるが，注水操作はプールゲートの状態に応じた対応をとるものではなく，使用済燃料プールの水位低下に伴う異常の認知4.2−14を起点とし，補給水系及び残留熱除去系による使用済燃料プールへの注水機能喪失の確認後に実施するものであるため，運転員等操作時間に与える影響はない。
（添付資料 4.1.7, 4.1.8）(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
初期条件の燃料の崩壊熱は，評価条件の約 9.1MW に対して最確条件
は約 9.1MW 以下であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，評価条件で設定している燃料の崩壊熱と同等以下となる。崩壊熱約 9.1MW の場合は，評価条件と最確条件は同等であることからパラメータに与える影響はない。また，崩壊熱約 9.1MW 未満の場合は使用済燃料プールの水温上昇及び水位低下速度は緩やかになることから，評価項目となるパラメータに対する余裕が大きくなる。
初期条件の使用済燃料プール水温は，評価条件の 65℃に対して最確
条件は約 12℃〜約 40℃であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，評価条件で設定している使用済燃料プールの水温より低くなるため，沸騰開始時間が遅くなり，水位低下は緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕が大きくなる。なお，
自然蒸発，使用済燃料プールの水温及び温度上昇の非一様性により，評価で想定している沸騰による水位低下開始時間より早く水位の低下が始まることも考えられる。しかし，自然蒸発による影響は沸騰による水位低下と比べてわずかであり，気化熱により使用済燃料プール水は冷却される。また，使用済燃料プールの水温の非一様性も沸騰開始
後の気泡上昇を駆動力とした対流により影響が小さくなることが考えられる。仮に事象発生直後から沸騰による水位低下が開始すると想定した場合は，使用済燃料プール水位が放射線の遮蔽が維持される最低
4.2−15水位（線量率が 10mSv／h となる通常水位から約 0.86m 下の水位）に到達するまでの時間は事象発生から約 4 時間後となり，それ以降は原子
炉建屋原子炉棟 6 階の線量率が上昇し，その場における長時間の作業は困難となる。ただし，可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作
は屋外での操作であるため，現場操作に必要な遮蔽は維持される。また，燃料有効長頂部まで水位が低下するまでの時間は事象発生から 2日以上あり，事象発生から 8 時間後までに可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した注水が可能であるため，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
初期条件の使用済燃料プール水位は，評価条件の通常水位に対して最確条件では通常水位付近であり，本評価条件の不確かさとして，その変動を考慮した場合，通常水位よりも低くなることも考えられるが，仮に初期水位を水位低警報レベル（通常水位から約 0.14m 低下した位置）とした場合であっても，漏えいによる水位低下は，サイフォンブ
レーク用配管により燃料プール水戻り配管水平部下端（通常水位から
約 0.23m 下）で停止することから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。また，初期に地震誘因のスロッシングが発生していた
場合は，最大で約 0.70m の水位の低下が発生し，使用済燃料プール水
位が放射線の遮蔽が維持される最低水位（線量率が 10mSv／h となる通常水位から約 0.86m 下の水位）に到達するまでの時間は事象発生から
約 5 時間後となり，それ以降は原子炉建屋原子炉棟 6 階の線量率が上昇し，その場における長時間の作業は困難となる。ただし，可搬型代
替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用
した使用済燃料プールへの注水操作は屋外での操作であるため，現場
4.2−16

操作に必要な遮蔽は維持される。また，燃料有効長頂部まで水位が低下するまでの時間は事象発生から 2 日以上あり，事象発生から 8 時間
後までに可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した注水が可能であるため，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。なお，本スロッシングの評価には余震の影響を考慮していないが，余震は本震よりも小さな地震動となると考えられ，本震時のスロッシングによってプール水位が約 0.70m 低下しているため，プール水温度の上昇による水位の上昇を考慮しても余震による有意な水位低下はないと考えられる。
初期条件のプールゲートの状態は，評価条件のプールゲート閉鎖に対して最確条件はプールゲート開放であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，保有水量はプールゲート閉鎖時と比べ約1.6 倍となり，使用済燃料プールの水温上昇及び水位低下速度は緩やかになることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
破断箇所・状態及びサイフォン現象による水位低下量の想定は，評価条件では残留熱除去系に比べて耐震性が低い燃料プール冷却浄化系
配管が破断し，燃料プール冷却浄化系配管に設置されている真空破壊
弁については閉固着を想定しているが，最確条件では事故毎に異なる。
ただし，サイフォンブレーク用配管により燃料プール水戻り配管水平部下端（通常水位から約 0.23m 下）で漏えいが停止することから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
（添付資料 4.2.5）
ｂ．操作条件
操作条件の不確かさとして，操作に係る不確かさを「認知」，「要員配4.2−17

置」，「移動」，「操作所要時間」，「他の並列操作有無」及び「操作の確実さ」の 6 要因に分類し，これらの要因が，運転員等操作時間に与える影響を評価する。また，運転員等操作時間に与える影響が評価項目となるパラメータに与える影響を評価した。評価結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
操作条件の可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作は，評価上の操作開始時間として事象発生から 8 時間後を設定している。運転員
等の操作時間に与える影響として，評価上の操作開始時間を事象発生
8 時間後として設定しているが，本操作は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイの準備操作（ホース敷設，可搬型スプレイノ
ズル設置）の終了後から開始するものであり，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイの準備操作の所要時間，及び可搬型代替
注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作の所要時間を考慮すると，実際には使用済燃料プールへの注水開始時間は早くなることが考えられるため，使用済燃料プール水位の回復は早くなる。

(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
操作条件の可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した注水操作は，運転員等操作時間に与える影響として，評価上の操作開始時間に対して，実際の操作開始時間が早くなる場合が考えられ，この場合使用済燃料プール水位の回復が早くなり，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
4.2−18

（添付資料 4.2.4）(2)

操作時間余裕の把握操作遅れによる影響度合いを把握する観点から，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認できる範囲内での操作時間余裕を確認し，その結果を以下に示す。
操作条件の可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作に対する時間余裕については，放射線の遮蔽が維持される最低水位（線量率が 10mSv／h となる
通常水位から約 0.86m 下の水位）に到達するまでの時間が事象発生から 9
時間以上，燃料有効長頂部に到達するまでの時間が事象発生から 2 日以上であり，これに対して，注水を開始するまでの時間は事象発生から 8 時間
であることから，時間余裕がある。
（添付資料 4.2.4）

(3)

ま と め
評価条件の不確かさの影響評価の範囲として，運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を確認した。この結果，評価条件の不確かさが運転員等操作時間に与える影響等を考慮した場合においても，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。この他，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認できる範囲内において，運転員等操作時間には時間余裕がある。

4.2.4

必要な要員及び資源の評価(1)

必要な要員の評価
想定事故２の重大事故等対策における必要な災害対策要員（初動）は，「4.2.1(3)

燃料損傷防止対策」に示すとおり 17 名である。
「6.2
4.2−19重大事

故等対策時に必要な要員の評価結果」で説明している災害対策要員（初動）の 37 名で対処可能である。
また，必要な参集要員は，「4.2.1(3)

燃料損傷防止対策」に示すとおり

2 名であり，参集要員 72 名に含まれることから対処可能である。

(2)

必要な資源の評価
想定事故２において，必要な水源，燃料及び電源は「6.1(2)

資源の評

価条件」の条件にて評価している。その結果を以下に示す。
ａ．水源

可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水操作については，7 日間の対応を考慮
すると，合計約 2,120m３ の水が必要となる。
水源として，西側淡水貯水設備に 4,300m ３ の水を保有していることから，水源が枯渇することはなく，7 日間の対応が可能である。
（添付資料 4.2.6）
ｂ．燃料

外部電源喪失を想定した場合，事象発生直後から 7 日間の非常用ディーゼル発電機，高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機及び常設代替交流
電源設備（常設代替高圧電源装置 2 台）の運転を想定すると，非常用ディーゼル発電機については約 484.0kL，高圧炉心スプレイ系ディーゼル
発電機については約 130.3kL，常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 2 台）については約 141.2kL，合計で約 755.5kL の軽油が必要となる。軽油貯蔵タンクには約 800kL の軽油を保有していることから，非常用ディーゼル発電機，高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機及び常設
代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 2 台）による 7 日間の電源供
4.2−20給の継続が可能である。
可搬型代替注水中型ポンプ（2 台）による代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水については，事象発生直後から 7 日間の可搬型代替注水中型ポンプ（2 台）の運転を想定すると，約 12.0kL の軽油が必要となる。可搬型設備用軽油タンクには約 210kLの軽油を保有していることから，可搬型代替注水中型ポンプ（2 台）による代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した 7 日間の使用済燃料プールへの注水の継続が可能である。
緊急時対策所用発電機による電源供給について，事象発生直後から 7日間の緊急時対策所用発電機の運転を想定すると，約 70.0kL の軽油が必要となる。緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンクに約 75kL の軽油を保有していることから，緊急時対策所用発電機による 7 日間の電源供給の継続が可能である。
（添付資料 4.2.7）
ｃ．電源

外部電源喪失を想定した場合，重大事故等対策時に必要な負荷のうち，非常用ディーゼル発電機等からの電源供給を考慮する負荷については，
非常用ディーゼル発電機等の容量内に収まることから，必要負荷に対しての電源供給が可能である。
常設代替交流電源設備からの電源供給を考慮する負荷については約394kW であるが，常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 2 台）の連続定格容量は 2,208kW であることから，必要負荷に対しての電源供給が可能である。
緊急時対策所用発電機については，必要負荷に対しての電源供給が可能である。
4.2−21

（添付資料 4.2.8）

4.2.5

結

論

想定事故２では，燃料プール冷却浄化系配管の破断により漏えいが発生した際に真空破壊弁の機能が十分に働かず，サイフォン現象等による使用済燃料プール水の小規模な喪失が発生し，かつ，使用済燃料プールへの水の補給にも失敗して使用済燃料プール水位が低下することで，やがて燃料集合体が露出し燃料損傷に至ることが特徴である。想定事故２に対する燃料損傷防止対策としては，サイフォンブレーク用配管による漏えい防止手段及び可搬型
代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した
使用済燃料プールへの注水手段を整備している。
想定事故２について有効性評価を実施した。
上記の場合においても，可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール
注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水により，使用済
燃料プール水位を回復し維持することができることから，放射線の遮蔽が維持され，かつ，燃料損傷することはない。
また，使用済燃料プールでは燃料集合体がボロン添加ステンレス鋼製ラックセルに貯蔵されており，必要な燃料間距離をとる等の設計により水密度の状態によらず臨界未満となるため，未臨界は維持される。
その結果，燃料有効長頂部の冠水，放射線の遮蔽が維持される水位の確保
及び未臨界を維持できることから評価項目を満足している。また，安定状態を維持できる。
評価条件の不確かさについて確認した結果，運転員等操作時間に与える影響及び評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，対策の有効性が確認できる範囲内において，操作時間余裕について確認した結果，操作4.2−22

が遅れた場合でも一定の余裕がある。
重大事故等対策時に必要な要員は，災害対策要員にて確保可能である。また，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
以上のことから，サイフォンブレーク用配管による漏えいの防止及び可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水等の燃料損傷防止対策は，想定事故２に対して有効である。

4.2−23

4.2−24
第 4.2−1 図

想定事故２の重大事故等対策の概略系統図

※1
※2
※3
プラント前提条件
・プラント停止9日後
・全燃料取出時，プールゲート閉

※4
※5
※6

（解析上の時刻）（0秒）

外部電源喪失※7

使用済燃料プール水位低下
確認※１

（10分）

使用済燃料プール水位低警報及び使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）等により，使用済燃料プールの水位が低下したことを確認する。
使用済燃料プール水位低警報設定値は，ＮＷＬ−約0.14mである。
補給水系及び残留熱除去系による注水操作を行うが，補給水系及び残留熱除去系による使用済燃料プールへの注水が困難な場合は，使用済
燃料プールへの注水機能が喪失したことを確認する。
外部電源喪失が発生した場合は，常設低圧代替注水系ポンプ，代替燃料プール注水系（注水ライン）又は代替燃料プール注水系（常設スプ
レイヘッダ）の負荷に給電するため，常設代替高圧電源装置を起動し，緊急用母線の受電操作を実施する。
使用済燃料プールの水位・温度は，使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）の指示等により監視するとともに，使用済燃料プールへの代
替注水手段による対応を開始する。
原子炉建屋原子炉棟6階にアクセス可能な場合に実施する。アクセス不可能な場合は可搬型代替注水中型ポンプ準備を実施する。
サイフォン現象発生時はサイフォンブレーク用配管により使用済燃料プール水位が燃料プール水戻り配管水平部下端付近で維持されることを考慮し，使用済燃料プール水位が燃料プール水戻り配管水平部下端以上の場合は小規模な漏えい，燃料プール水戻り配管水平部下端未満の場合は大量の水の漏えいが発生していると判断し，前者は注水による対応手段，後者はスプレイによる対応手段を選択する。なお，スプレイによる対応手段は，大量の水の漏えい時における燃料の著しい損傷の進行の緩和に加え，小規模な漏えい発生時における使用済燃料
プール水位の維持にも使用することができる。
事故発生から8時間後の使用済燃料プール水位は，通常水位から約0.62m下となる。

使用済燃料プール注水機能喪失の確認(補給水系及び残留熱除去系)※２：操作・確認（運転員）：プラント状態（解析）：判断：解析上考慮しない操作：重大事故等対応要員（現場）：運転員と重大事故等対応要員（現場）の共同作業

使用済燃料プール注水機能の回復操作

常設低圧代替注水系ポンプによる代替
燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作

使用済燃料プール
水位が燃料プール水戻り配管
水平部下端未満※６

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した
使用済燃料プールスプレイの準備操作 ※５

No

補給水系及び消火系による使用済燃料プールへの注水操作

Yes

可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作※７Ⅰ（約5.0時間）例

常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作※３

非常用ディーゼル発電機等の自動起動の確認

使用済燃料プールの水位，
温度の監視※４

凡（注水が実施できなかった場合）

使用済燃料プール水温
100℃到達常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設
スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ操作

タンクローリによる燃料給油操作

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設
スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ操作

可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した
使用済燃料プールスプレイ操作

可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール
注水系（注水ライン）以外を使用した使用済燃料
プール注水
・可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料
プール注水操作
Ⅲ

Ⅱ

Ⅱ

Ⅱ（約8.0時間）（注水が実施できなかった場合）

可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水を継続し，漏えい箇所の同定及び隔離，機能喪失している設備の復旧に努める。復旧後は，残留熱除去系等による冷却を実施する。

（約9.8時間）

使用済燃料プール水位
約0.86m低下（10mSv／h）

第 4.2−2 図【有効性評価の対象としていないが他に取り得る手段】
Ⅰ
技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において使用することは困難であるが，プラント状況によっては，事故対応に有効な設備となる補給水系及び消火系による使用済燃料プール注水も実施可能である。
Ⅱ
使用済燃料プールからの大量の水の漏えいが発生した場合には，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済
燃料プールスプレイ，及び可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプ
レイにより，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷の進行を緩和することができる。
Ⅲ
技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において使用することは困難であるが，プラント状況によっては，事故対応に有効な設備となる可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水も実施可能である。
また，Ⅱに示す手段によっても注水が可能である。

想定事故２の対応手順の概要

4.2−25

想定事故２

経過時間（時間）
1

2

3

4

5

6

7

8

9

10

11

備考

実施箇所・必要要員数【 】は他作業後移動してきた要員

責任者

当直発電長

1人

操作項目

約 5.0 時間
事象発生

当直副発電長1人

運転操作指揮補佐

指揮者等

災害対策要員
（指揮者等）

4人

初動での指揮発電所内外連絡

当直運転員（中央監視）

当直運転員（現場）

プラント状況判断

中央監視
運転操作指揮補佐

使用済燃料プール
水温 100℃到達
8 時間

操作の内容

可搬型代替注水中型ポンプによる代替
燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水開始

重大事故等対応要員（現場）●外部電源喪失の確認

1人
A●非常用ディーゼル発電機等の自動起動の確認
−

−

10 分

●使用済燃料プール水位低下の確認

状況判断●使用済燃料プール注水機能喪失の確認（補給水系，残留熱除去系）
【1人】
A

−

−

●使用済燃料プール水位，温度監視

適宜実施

使用済燃料プール注水機能の回復
操作

−

2人
B,C

−

●使用済燃料プール注水機能（補給水系，残留熱除去系）の回復操作，失敗原因調査

適宜実施

常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作

【1人】
A

−

−

●常設代替高圧電源装置2台の起動操作及び緊急用母線の受電操作

常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作

【1人】
A

−

−

●常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）の系統構成操作及び使用済燃料プールへの注水操作

4分

−

−

8人
a〜h

30 分

−

−

【8 人】
a〜h

【1人】
A

−

−

●可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料
プール注水の系統構成操作（電動弁の開操作）

−

−

【2人】
a,b

●可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料
プールへの注水操作

170 分●可搬型代替注水中型ポンプの移動，ホース敷設等の操作

4分

起動後適宜状態監視−−

タンクローリの残量に応じて適宜軽油タンクから
給油する

90 分

●可搬型設備用軽油タンクからタンクローリへの給油操作
タンクローリによる燃料給油操作

解析上考慮しない
原子炉建屋原子炉棟 6 階にアクセス可能な場合に実施※原子炉建屋原子炉棟 6階での作業を含む

130 分●ホース敷設操作及び可搬型スプレイノズルの設置※●可搬型設備の保管場所への移動

可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作

解析上考慮しない

15 分

40 分

●原子炉建屋への移動
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型ス
プレイノズル）を使用した使用済
燃料プールスプレイの準備操作

解析上考慮しない

2人
（参集）

適宜実施

●可搬型代替注水中型ポンプへの給油操作

【1人】
A

−

漏えい箇所の同定及び隔離操作

必要要員合計

適宜実施●警報確認による原因調査

解析上考慮しない

−
−

【2人】
B,C

1人
A

2人
B,C

適宜実施

●現場での系統隔離操作

8人 a〜h及び参集 2 人

第 4.2−3 図

想定事故２の作業と所要時間

4.2−26

通 常 水 位 （ 燃 料 有 効 長 頂 部 か ら 約 7.26m 上 ）解 析 上 ，事 象 発 生 と 同 時 に ，燃 料 プ ー ル 水 戻 り 配 管 水 平 部 下 端（ 通常 水 位 か ら 約 0.23m 下 ） ま で 低 下 す る こ と を 想 定 す る 。

燃料有効長頂部からの水位事 象 発 生 か ら 約 5.0 時 間 後使 用 済 燃 料 プ ー ル 水 温 が 100 ℃ に
到 達 し ，沸 騰 に よ る 水 位 低 下 が 開 始事 象 発 生 か ら 約 9.3 時 間 後 に 水 位 回 復水位回復後は，蒸発量に応じた注水により水位維持事象発生から 8 時間後
可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料
プ ー ル 注 水 系（ 注 水 ラ イ ン ）を 使 用 し た 使 用
済 燃 料 プ ー ル へ の 注 水 開 始（ 通 常 水 位 か ら 約
0.62m 下 ）（ｍ）

事故後の時間（ｈ）

第 4.2− 4 図

1.0E+07

使用済燃料プール水位の変化

使 用済燃 料を線源とした 線
量率が支配的な水位

1.0E+06

1.0E+05

使用済制御棒の露出開始
1.0E+04

1.0E+03想定事故２での水位低下（ 通 常 水 位 か ら 約 0.62m 下 ）1.0E+02

1.0E+01

通 常 水 位（ 燃 料 有 効 長 頂 部
か ら 約 7.26m 上 ）1.0E+00

使 用 済 制 御 棒 を 線 源と し た 線 量 率 が 支 配的な水位

1.0E-01

1.0E-02

遮蔽が維持される水位（ 通 常 水 位 か ら 約 0.86m 下 ）（ 燃 料 有 効 長 頂 部 か ら 約 6.4m 上 ）1.0E-03

第 4.2− 5 図

線量評価点における線量率と水位の関係
4.2−27

第 4.2−1 表
操作及び確認想定事故２における重大事故等対策について（1／2）
手

順

常設設備

4.2−28使 用 済 燃 料 プ ー ル 水 位 ・使用済燃料プール冷却浄化系の配管破断によるサイフォン −低下の確認
現象等により使用済燃料プール内の水の小規模な漏えいが発生し，使用済燃料プール水位が低下する。使用済燃料プ
ールの水位が低下したことを使用済燃料プール水位低警報の発信等により確認する。
使 用 済 燃 料 プ ー ル 注 水 ・喪失した使用済燃料プールの保有水を補給するため，残留 −機能喪失の確認（補給水
熱除去系及び補給水系による使用済燃料プールへの注水操系，残留熱除去系）
作を行う。
・中央制御室からの遠隔操作により使用済燃料プールへの注
水が困難な場合，使用済燃料プール注水機能喪失であることを確認する。
使用済燃料プール水位， ・使用済燃料プールの注水機能喪失の確認後，使用済燃料プ −
温度監視
ールの水位，温度を監視する。

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
−
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）−

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
残留熱除去系系統流量 ＊−使用済燃料プール温度（ＳＡ）
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料
プール監視カメラ用空冷装置を含む）−

使 用 済 燃 料 プ ー ル 注 水 ・使用済燃料プール注水機能（補給水系，残留熱除去系)の回 −−機能の回復操作
復操作は要員にて実施する。
常 設 低 圧 代 替 注 水 系 ポ ・常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注−常設低圧代替ンプによる代替燃料プ
水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水を開始し，注水系ポンプール注水系（注水ライ
使用済燃料プール水位を回復する。
代替淡水貯槽ン）を使用した使用済燃 ・その後，蒸発量に応じた水量を注水することで，使用済燃
常設代替高圧料プールへの注水操作
料プール水位を必要な遮蔽を確保できる水位より高く維持電源装置する。
軽油貯蔵タンク＊

使用済燃料プール温度（ＳＡ）
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料
プール監視カメラ用空冷装置を含む）
緊急用Ｍ／Ｃ電圧：有効性評価上考慮しない操作
既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 4.2−1 表
操作及び確認想定事故２における重大事故等対策について（2／2）
手

順

常設設備

4.2−29可 搬 型 代 替 注 水 大 型 ポ ・可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可ンプによる代替燃料プ
搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレ
ール注水系（可搬型スプイ実施のための準備操作として，可搬型スプレイノズル等
レイノズル）を使用したを設置する。
使用済燃料プールスプ
レイの準備操作
可 搬 型 代 替 注 水 中 型 ポ ・可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注ンプによる代替燃料プ
水ライン）への注水操作は，注水機能喪失による異常の認
ール注水系（注水ライ
知を起点として開始する。
ン）を使用した使用済燃 ・外部電源が喪失している場合は，中央制御室からの遠隔操料プールへの注水操作
作により常設代替高圧電源装置から緊急用母線を受電し，必要な計装設備及び可搬型代替注水中型ポンプによる代替
燃料プール注水系（注水ライン）の電動弁に給電する。
・可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水を開始す
ることにより，使用済燃料プール水位を回復する。
・その後，蒸発量に応じた水量を注水することで，使用済燃料プール水位を，必要な遮蔽を確保できる水位より高く維持する。
タ ン ク ロ ー リ に よ る 燃 ・タンクローリにより可搬型設備用軽油タンクから可搬型代
料給油操作
替注水中型ポンプに燃料給油を実施する。
＊−

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
可搬型スプ −
レイノズル

常設代替高圧
電源装置
軽油貯蔵タンク
西側淡水貯水設備

可 搬 型 代 替 緊急用Ｍ／Ｃ電圧
注 水 中 型 ポ 使用済燃料プール温度（ＳＡ）
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）ンプ
使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を含む）

可搬型設備用
軽油タンク

タンクロー −
リ

：有効性評価上考慮しない操作
既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 4.2−2 表項

目

主要評価条件

使用済燃料プールの保有水量 約 1,189m

条件設定の考え方
使用済燃料プールの保有水量を厳しく見積もるため，プールゲート閉鎖時の水量を設定

初期条件

使用済燃料プールの初期水位 通常水位

通常水位（燃料有効長頂部から約 7.26m 上）を設定

使用済燃料プールの初期水温 65℃

通常運転中の最大値として，保安規定の運転上の制限値を設定

約 9.1MW
取出時平均燃焼度：
貯蔵燃料：45GWd／t
炉心燃料：33GWd／t

原子炉の停止後最短期間（原子炉停止後 9 日） ※１ で取り出された全炉心分の燃料と過去に取り出された燃料を合わせて，使用済燃料貯蔵ラックに最大体数貯蔵されていることを想定し，崩壊熱はＯＲＩＧＥＮ２を用いて算出

漏えいによる使用済燃料プール水位の低下事象発生と同時に通常水位から約 0.23m 下まで低下

使用済燃料プール水位が最も低下する可能性のあるサイフォン現象による漏えいとして，燃料プール冷却浄化系配管の破断を想定するとともに，破断を想定している燃料プール冷却浄化系配管に設置されている 2 個の真空破壊弁については，
閉固着を仮定する。
サイフォンブレーク用配管により，サイフォン現象による流出が停止されるため，使用済燃料プール水位は燃料プール水戻り配管水平部下端（通常水位から約 0.23m下）までの低下にとどまり，保守的にこの水位まで瞬時に低下するものとする。

安全機能の喪失に対する仮定

使用済燃料プール冷却機能及び注水機能喪失

使用済燃料プール冷却機能及び注水機能喪失として，残留熱除去系，燃料プール
冷却浄化系及び補給水系の機能喪失を設定

外部電源

外部電源なし外部電源の有無は事象進展に影響しないが，資源の観点で厳しい外部電源なしを設定

燃料の崩壊熱事故条件

4.2−30

重大事故等対 重大事故等対策に関連する 策に関連する
機器条件
操作条件
※1

３

主要評価条件（想定事故２）可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した 50m３／h
使用済燃料プールへの注水
流量

燃料の崩壊熱による使用済燃料プール水の蒸発量を上回り燃料損傷防止が可能な流量として設定

可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作は，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料
プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイの準備操作の終了後から開始するものとし，可搬型代替注水中型ポンプによる代替
燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作の時間を考慮して設定
東海第二発電所の施設定期検査における実績を確認し，解列後から全燃料取出完了までの最短期間である約 9 日を考慮して原子炉停止後 9 日を設定。原子炉停止後 9 日とは発電機解列以前からの時間を示している。通常停止操作において原子炉の出力は発電機解列以前から徐々に低下させるが，崩壊熱評価はスクラムのような瞬時に出力を低下させる保守的な計算条件となっている。
可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水
事象発生から 8 時間後
系（注水ライン）の使用済燃料プールへの注水開始

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

1.

使用済燃料プールの概要
添 付 資 料 4.1.2 と 同 様 で あ る 。

2.

放射線の遮蔽の維持に必要な使用済燃料プールの遮蔽水位について添 付 資 料 4.1.2 と 同 様 で あ る 。

3.

想定事故２における時間余裕
第 1 図に示すように，想定事故２では燃料プール水戻り配管に設置されている真空破壊弁については閉固着を仮定する。サイフォン
ブ レ ー ク 用 配 管 に よ り ，サ イ フ ォ ン 現 象 に よ る 流 出 を 防 止 す る た め ，
使用済燃料プール水位は燃料プール水戻り配管水平部下端（通常水位 か ら 約 0.23m 下 ） ま で の 低 下 に と ど ま り ， 保 守 的 に こ の 水 位 ま で瞬時に低下するものとする。

添付 4.2.1−1

真空破壊弁の閉固着を想定
水平配管下端まで水位低下

サイフォンブ
レーク用配管
使用済燃料プール

燃料集合体

燃料プール冷却浄化系ポンプ

配管破断

Ｍ

燃料プール冷却浄化系
熱交換器
残留熱除去系ポンプ

残留熱除去系熱交換器

第 1図

想定事故２の想定

配管破断により保有水が漏えいし，燃料プール水戻り配管水平部
下 端 （ 通 常 水 位 か ら 約 0.23m 下 ） ま で 水 位 が 低 下 し た 場 合 ， 崩 壊 熱
除 去 機 能 喪 失 に 伴 い ， 事 象 発 生 か ら 約 5.0 時 間 後 に 沸 騰 の 開 始 に より水位が低下する。
プ ー ル の 水 位 が 放 射 線 の 遮 蔽 維 持 水 位（ 通 常 水 位 よ り 約 0.86m 下 ）ま で 低 下 す る の は 事 象 発 生 か ら 約 9.8 時 間 後 で あ り ， 可 搬 型 代 替 注
水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）による注
水操作の時間余裕はある。
項目

算出結果

使用済燃料プール水温 100℃到達までの時間(h）約 5. 0

燃料の崩壊熱による使用済燃料プールの保有水の蒸散量(m３／h）

約 15.1※

使用済燃料プール水位が通常水位から約 0.86m 低下するまでの時間 （h）
※

約 9.8

燃料有効長頂部まで使用済燃料プール水位が低下するまでの時間 （h）

約 58.7

使用済燃料プール水位の低下速度（m／h）

約 0.13※

事象発生から沸騰開始までの時間を含む

添付 4.2.1−2

添付資料 4.2.2
想定事故２においてサイフォン現象を想定している理由について

1.

はじめに
想定事故２においては，使用済燃料プール（以下「ＳＦＰ」という。）に接続されている配管から漏えいが発生した際に，真空破壊弁が動作せず，サイフォン現象によるプール水の小規模な喪失が発生することを想定している。
しかしながら，ＳＦＰからのプール水の漏えいは，他の事象が起因となることも考えられる。ここでは，サイフォン現象によるプール水の漏えいを想定事故２の評価対象とした理由について示す。

2.

ＳＦＰから水の漏えいを引き起こす可能性のある事象
ＳＦＰから水が漏えいする可能性のある事象としては，以下が考えられる。
①サイフォン現象による漏えい②ＳＦＰライナー部の損傷③ＳＦＰゲートの損傷④ＳＦＰゲート開放時の原子炉ウェル及びドライヤ気水分離器貯蔵プー
ル側のライナー部の損傷⑤地震発生に伴うスロッシングによる漏えい

3.

各事象の整理①サイフォン現象による漏えい
サイフォン現象による漏えいは，燃料プール冷却浄化系又は残留熱除去系ポンプ出口逆止弁からディフューザまでの配管等が破断し，かつＳ
ＦＰ内へ入る配管に設置されているサイフォン現象を防止するための真空破壊弁が機能しない場合に発生する。サイフォン現象による漏えいが添付 4.2.2−1

停止されない場合，ＳＦＰの底部にあるディフューザ付近まで漏えいが継続する。
ＳＦＰの冷却時に使用する配管のうち，残留熱除去系の配管は耐震Ｓ
クラスの配管であり，基準地震動Ｓ ｓ を考慮しても高い信頼性を有しているが，燃料プール冷却浄化系は耐震Ｂクラスであるため，残留熱除去系に比べて耐震性が低い。
燃料プール冷却浄化系又は残留熱除去系の配管破断，及び真空破壊弁が機能しないことにより小規模な漏えいが発生した場合，運転員は漏えい検知器，スキマサージタンクの水位低下，ＳＦＰ水位の低下等により事象を認知できるため，認知は容易である。
ＳＦＰへの注水手段は，配管の破断箇所及び隔離箇所に依存することから，残留熱除去系，補給水系等の注水ラインから注水ができない場合も考えられる。
運転員は，事象認知後に常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）又は可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）等を用いて漏えい量に応じた注水を実施
し，ＳＦＰ水位は維持される。
②ＳＦＰライナー部の破損
ＳＦＰの筐体は基準地震動Ｓ ｓ によっても機能が維持される設計であり，高い信頼性を有する設備である。
仮にＳＦＰライナー部が破損し漏えいが発生した場合は，漏えい水は
使用済燃料プールライナードレン漏えい検知系配管内に流れ込み，水位検出器により警報が発報する（第 1 図参照）。
運転員はこの警報発生やＳＦＰ水位の低下等により事象を認知できるため，認知は容易である。ただし，ライナードレン部はＳＦＰのバウン
添付 4.2.2−2

ダリとしての機能を有していないことから，漏えいを停止することは困難であり，漏えいが継続する。
注水等の対応手段は，ライナー部破損による漏えいが残留熱除去系や復水移送系の注水ラインに影響を与えるものではないため，常用の注水設備又は重大事故等対処設備（常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン），又は可搬型代替注水中型ポンプによる代
替燃料プール注水系（注水ライン））となる。
なお，ＳＦＰライナー部からの漏えい量（一部の箇所の破断を想定）を評価すると，最大でも 35m３ ／h（ライナードレンの配管径と水頭圧の関係により算出）程度となり，漏えい量に応じた注水の継続が可能であ
ればＳＦＰ水位及び冷却機能は維持されるが，注水流量が不足しＳＦＰ
水位の低下が継続する場合には大規模損壊の対応となる。この場合，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ），可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ），又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注
水系（可搬型スプレイノズル）によるＳＦＰへのスプレイを実施する等の対応により，使用済燃料の著しい損傷の進行を緩和できる。

添付 4.2.2−3

使用済燃料プール

使用済燃料：フローグラス

水位検出器

使用済燃料プールライナー
ドレン漏えい検知配管
床ドレンサンプへ

第1図

ライナードレンの構造図③ＳＦＰゲートの損傷
ＳＦＰゲートは「添付資料 4.1.8

使用済燃料プール（ＳＦＰ）ゲー

トについて」に示すように十分信頼性があり，基準地震動Ｓ ｓ に対してもその機能は維持される。仮にゲートが外れてプール水の漏えいが発生した場合であっても，ゲート下端（スロット部）は使用済燃料の有効長
頂部より高い位置にあるため，ゲート下端（スロット部）到達後に漏えいは停止し，その後の崩壊熱相当の蒸発量に応じた注水を実施すること
で冠水は維持される。
運転員はＳＦＰゲート破損による漏えい警報確認やＳＦＰ水位の低下
添付 4.2.2−4

等により事象を認知できるため，認知は容易である。
原子炉ウェル及びドライヤ気水分離器貯蔵プール側の筐体に異常がなければ，蒸発量以上の注水をすることでＳＦＰ水位を回復させ，ＳＦＰ
水位及び冷却機能を維持することができる。また，原子炉ウェル及びド
ライヤ気水分離器貯蔵プール側の筐体から漏えいがある場合であっても，常用の注水設備及び重大事故等対処設備（常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン），又は可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン））等を用いることで崩壊熱による水の蒸発に応じた注水が可能であるため，燃料の健全性は確保される。
④ＳＦＰゲート開放時の原子炉ウェル及びドライヤ気水分離器貯蔵プール
側のライナー部の損傷
ＳＦＰゲート開放時における原子炉ウェル及びドライヤ気水分離器貯蔵プール側のライナー部が損傷する場合においても，③と同様にゲート
下端（スロット部）以下にはＳＦＰ水位は低下せず，使用済燃料の有効長頂部との位置関係により燃料の冠水は維持される。
また，運転員はライナー部の破損によるＳＦＰ水位の低下等により事象を認知できるため，認知は容易である。
その後，原子炉ウェル及びドライヤ気水分離器貯蔵プール側の筐体に異常がなければ注水によってＳＦＰ水位を回復させ，ＳＦＰ水位及び冷却機能を維持することができる。また，原子炉ウェル及びドライヤ気水
分離器貯蔵プール側の筐体から漏えいがある場合であっても，常用の注
水設備及び重大事故等対処設備（常設低圧代替注水系ポンプによる代替
燃料プール注水系（注水ライン），又は可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン））等を用いることで崩壊熱による水添付 4.2.2−5の蒸発に応じた注水が可能であるため，燃料の健全性は確保される。
⑤地震発生に伴うスロッシングによる漏えい
地震発生時，スロッシングによりＳＦＰの保有水が漏えいし，この時，通常運転水位から 0.70m 程度までＳＦＰ水位が低下するが，使用済燃料の有効長頂部の冠水は維持される。
スロッシング発生時，運転員は現場の漏えい検知器，ＳＦＰ水位の低下等により事象を認知できるため，検知は容易である。
スロッシングによりＳＦＰ水位が低下した場合でも遮蔽は維持されるため，オペレーティングフロアでの作業は可能であることから，可搬型
代替注水大型ポンプによる可搬型スプレイノズルを用いた代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）によりスプレイを行うことも可能である。また，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン），又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）等を使用した使用済燃料プールスプレイを行うことで燃料の健全性は確保される。

3.

想定事故２及び大規模損壊での想定
有効性評価では「2.

各事象の整理」で想定する事象の中で，「②ＳＦＰラ

イナー部の損傷」を除く事象に対して，燃料の損傷を防止できることを確認している。
大規模損壊は，これらの想定時に常用の注水設備及び重大事故等対処設備による注水操作ができない状態，漏えいが継続する状況（「②ＳＦＰライナー部の損傷」を含む），及び常用の注水設備並びに重大事故等対処設備による注
水能力を超える漏えいによりＳＦＰ水位が維持できない状況を想定した事象である。
添付 4.2.2−6

この対策として，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ），可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ），可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）によるＳＦＰへのスプレイ及び放水設備によるスプレイを実施することで使用済燃料の著しい損傷の進行の緩和及び環境への放射性物質放出の低減を行う。

4.

結論
ＳＦＰからプール水の漏えいが発生する可能性のある①〜⑤の事象について検討した。
使用済燃料の有効長頂部より高い位置で漏えいが停止する事象は③，④，⑤であり，基準地震動Ｓ ｓ の地震の影響を考慮して発生のおそれが小さいものは②，③である。
①の「サイフォン現象による漏えい」は，真空破壊弁が機能しないことを想定すると，ＳＦＰに接続する配管に耐震Ｂクラス配管が含まれることから，漏えいが使用済燃料の燃料有効長頂部以下まで継続するおそれがあり，また，
注水ラインの破断により対応可能な注水手段が限定されることから，有効性評価において選定している。

添付 4.2.2−7

添付資料 4.2.3
使用済燃料プールのサイフォンブレーカについて

1.

サイフォンブレーカの概要
使用済燃料プールは，第 1 図に示すように燃料プール冷却浄化系により冷却及び水質管理されている。使用済燃料プール水がサイフォン効果により流出する場合は，使用済燃料プールに入る配管に設置されている真空破壊弁によりサイフォンブレークすることで，使用済燃料
プール水の流出を防止する設計としている。仮に真空破壊弁が閉固着した場合においても，サイフォンブレーク用配管から空気を吸入することでサイフォン現象による使用済燃料プール水の流出を防止することが可能な設計とする。

サイフォンブレーク用配管：2 本

第 1図
2.

約 0.23m（通常水位から燃料
プール水戻り配管水平部下端まで）燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系

サイフォンブレーク用配管の機器仕様

添付 4.2.3−1

系統概略図

(1)

サイフォンブレーク用配管の寸法・設置箇所
サイフォンブレーク用配管は，2 本のディフューザ配管にそれぞれ設置されており，弁等の機器がない口径の配管である。

第 2 図に示すとおり，ディフューザ配管の真空破壊弁がある配管から枝分かれした形状であり，サイフォンブレーク用配管の下端が通常水位より約㎜下となるよう設置されている。

添付 4.2.3−2(EL 約 46.2)

約 0.23m

サイフォンブレーク用配管：2 本

第 2図

(2)

サイフォンブレーカ設置概要図

サイフォン現象発生時の水位低下
真空破壊弁の閉固着を想定した場合，サイフォン現象が発生し，通常水位より約mm 下 ま で 水 位 が 低 下 す る と ， サ イ フ ォ ン ブ レ ー

添付 4.2.3−3

ク用配管から空気を吸込み，配管頂部に空気が溜まり始め，配管下端まで空気が溜まったところでサイフォン現象が停止する。
以上により，使用済燃料プール水位は燃料プール水戻り配管水平部 下 端 （ 通 常 水 位 か ら 約 0.23m 下 ） ま で の 低 下 に と ど ま る 。
(3)

想定被ばく線量率
使用済燃料プール水位と線量率の関係を第 3 図に示す。第 3 図より ， 使 用 済 燃 料 プ ー ル 水 位 が 通 常 水 位 か ら 約 0.23m 下 ま で 低 下 し た
場合においても，原子炉建屋原子炉棟 6 階の雰囲気線量率は約1.0mSv／ h 以 下 と な る こ と か ら ， 使 用 済 燃 料 プ ー ル は サ イ フ ォ ン 現
象等による小規模な漏えいが発生した場合においても十分な遮蔽水
位を確保することが可能である。

添付 4.2.3−4

通常水位（燃料有効長頂部
か ら 約 7.26m 上 ）約 0.23m

第 3図

3.
(1)

使用済燃料プール水位と線量率

サイフォンブレーク用配管の健全性について
配管強度への影響について
ディフューザ配管及びその配管に接続されている真空破壊弁を設置した配管は耐震Ｓクラスで設計されており，その配管にサイフォ
ンブレーク用配管を接続するため，耐震性については問題ない。

添付 4.2.3−5

(2)人的要因による機能阻害について
サイフォンブレーク用配管は操作や作動機構を有さない単管のみであることから，誤操作や故障により機能を喪失することはない。
そのため，使用済燃料プールの冷却系のサイフォン現象による漏えいが発生した場合においても，操作や作業を実施することなく，サイフォンブレーク用配管開口部レベルまで使用済燃料プール水位が低下すればサイフォン効果を除去することができる。

(3)

異物による閉塞について
サイフォンブレーク用配管（内径φmm） は ， 燃 料 プ ー ル 冷 却

浄化系出口配管より，燃料プール冷却浄化系ポンプ，燃料プール冷
却浄化系熱交換器を経由して，使用済燃料プール側に向けて冷却材が 流 れ て お り ， ろ 過 脱 塩 装 置 の 出 口 配 管 に ス ト レ ー ナ （ 24/110
mesh：縦 約 1.016 ㎜ ×横 約 0.23 ㎜ ）が 設 置 さ れ て い る こ と か ら ，異物によるサイフォンブレーカの閉塞の懸念はない。

(4)

落下物干渉による変形について
サイフォンブレーク用配管の落下物干渉を考慮する必要がある周辺設備として，原子炉建屋原子炉棟鉄骨梁，原子炉建屋クレーン，
燃料取替機等の重量物があるが，これらは基準地震動Ｓｓに対する耐震評価にて使用済燃料プール内に落下しないことを確認している
ため，サイフォンブレーク用配管の落下物干渉による変形は考えられない。
その他手摺等の軽量物については，ボルト固定，固縛による運用としている。

添付 4.2.3−6

よって，落下物としてサイフォンブレーク用配管に干渉すると考えられる設備は軽量物であり，仮にサイフォンブレーク用配管に変形が生じたとしても，本配管は剛性の高いステンレス鋼であり，完全閉塞に至る変形は考えにくいことから，サイフォン効果の除去機
能は確保される。

4.

サイフォンブレーク用配管の健全性確認方法について
サイフォンブレーク用配管については，定期的な巡視点検（1 回／週）を実施し，目視により水面の揺らぎ等を確認することで通水状態を確認する。

添付 4.2.3−7

添付資料 4.2.4
安定状態について想 定 事 故 ２（ サ イ フ ォ ン 現 象 等 に よ る 燃 料 プ ー ル 水 の 小 規 模 な 喪 失 ）の安定状態については以下のとおり。
使用済燃料プール安定状態：設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備を用いた使用済燃料プールへの注水により，使用済
燃料プール水位を回復・維持することで，燃料の冠水，放射線遮蔽及び未臨界が維持され，使用済
燃料プールの保有水の温度が安定し，かつ，必要な要員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合，安定状態が確立されたものとする。
【安定状態の確立について】
使用済燃料プールの安定状態の確立について
可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水を実施することで，使用済燃料プール水位は回復，維持され，使用済燃料プールの安定状態が確立される。
また，重大事故等対策時に必要な要員は確保可能であり，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
【安定状態の維持について】
上記の燃料損傷防止対策により安定状態を維持できる。
ま た ，可 搬 型 代 替 注 水 中 型 ポ ン プ に よ る 代 替 燃 料 プ ー ル 注 水 系（ 注 水 ラ イ ン ）を使用した使用済燃料プールへの注水を継続しつつ，弁閉止による漏えい箇所の隔離，残留熱除去系又は燃料プール浄化冷却系の復旧を実施し，復旧後は補給水系統等によりスキマサージタンクへの補給を実施する。使用済燃料プールの保有水を残留熱除去系等により冷却することによって，安定状態後の状態維持のための冷却が可能となる。
（ 添 付 資 料 2.1. 1 別 紙 1 参 照 ）添付 4.2.4−1

評価条件の不確かさの影響評価について（想定事故２）

第 1 表
項目

初期条件

添付 4.2.5−1

使用済燃
料プール
の初期水
位

評 価 条 件 を 最 確 条 件 と し た 場 合 の 運 転 員 の 操 作 時 間 及 び 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タ に 与 え る 影 響 (1／ 4 )評価条件(初期，事故及び機器条件)の不確かさ
評価条件
最確条件

通常水位

通常水位
付近

評価条件設定の考え方

通常水位を設定

運転員等の操作時間に与える影響

評価項目パラメータに与える影響

評価条件では通常水位を設定しているため，その変動を考慮した場
合，通常水位よりも低くなることが考えられるが，注水操作は，燃料プール水の初期水位に応じた対応をとるものではなく，水位低下による異常の認知を起点とするものであるため，運転員等操作時間に与える影響はない。
また，初期に地震誘因のスロッシン
グが発生していた場合は，最大で0.70m 程度の水位の低下が発生し，
この場合，事象発生から約 5 時間以
降は原子炉建屋原子炉棟 6 階の線量率が上昇し，その場における長時間の作業は困難となる。ただし，可搬型代替注水中型ポンプによる代替
燃料プール注水系（注水ライン）を使用した注水操作は屋外での操作であるため，現場操作に必要な遮蔽は維持される。このため，運転員等操作時間に与える影響はない。

評価条件では通常水位を設定しているため，その変動を考慮した場合，通常水位よりも低くなることが考えられるが，仮に初期水位を水位低警報レベル（通常水位から約 0.14m 低下した位置）とした場合であっても，サイフォン現象により瞬時に燃料プール水戻り配管水平部下端（通常水位から
約 0.23m 下）まで低下することを評価上想定しているため，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
また，
初期に地震誘因のスロッシングが発生していた場合は，最大で約 0.70m 程度の水位の低下が発生し，使用済燃料プール水位が放射線の遮蔽が維持される最低水位に到達するまでの時間は事象発生から約 5 時間後となり，それ以降は原子炉建屋原子炉棟 6 階の線量率が上昇し，その場における長時間の作業は困難となる。ただし，可搬型代替注水中型ポンプによる代替
燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操
作は屋外での操作であるため，現場操作に必要な遮蔽は維持される。なお，
本スロッシングの評価には余震の影響は考慮していないが，余震は本震よりも小さな地震動となると考えられ，本震時のスロッシングによってプール水位が約 0.70m 低下しているため，使用済燃料プール水温度の上昇による使用済燃料プール水位の上昇を考慮しても余震による有意な水位低下はないと考えられる。

添付資料 4.2.5

第 1 表
項目

使用済燃
料プール
の初期水
温

評 価 条 件 を 最 確 条 件 と し た 場 合 の 運 転 員 の 操 作 時 間 及 び 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タ に 与 え る 影 響 (2／ 4 )評価条件(初期，事故及び機器条件)の不確かさ
評価条件
最確条件

65℃

約 12 ℃ 〜
40℃（実績値）

評価条件設定の考え方

評価項目パラメータに与える影響

保安規定の運転上の制限における上限値である 65℃を設定

最確条件では評価条件で設定している使用済燃料プールの初期水温より低くなることが考えられ，更に時間余裕が長くなることが考えられるが，注水操作は使用済燃料プー
ル水の初期水温に応じた対応をとるものではなく，水位低下による異常の認知を起点とするものである
ため，運転員等操作時間に与える影響はない。

最確条件では評価条件で設定している使用済燃料プールの水温より低くなるため，沸騰開始時間が遅くなり，水位低下は緩和されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕が大きくなる。
なお，自然蒸発，使用済燃料プールの水温及び温度上昇の非一様性により，評価で想定している沸騰による水位低下開始時間より早く水位の低下が始まることも考えられる。しかし，自然蒸発による影響は沸騰による水位低下と比べてわずかであり，気化熱により使用済燃料プール水は冷却される。
また，使用済燃料プールの水温の非一様性も沸騰開始後の気泡上昇を駆動力とした対流により影響が小さくなる。
仮に事象発生直後から沸騰による水位低下が開始すると想定した場合は，使用済燃料プール水位が放射線の遮蔽が維持される最低水位に到達するまでの時間は事象発生から約 4.8 時間後となり，それ以降は原子炉建屋原子炉棟 6 階の線量率が上昇し，その場における長時間の作業は困難となる。
ただし，可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作は屋外での操作であるため，現場操作に必要な遮蔽は維持される。

原子炉の運転停止後に取り出された全炉心分の燃料とそれ以前に取り出された燃料を合わせて，使用済燃料プールの貯蔵ラ
ックの容量の最大数となるように保管した状態を設定
炉心燃料の冷却期間については
過去の実績より取出期間が最も短い 9 日を想定
崩壊熱は，ORIGEN2 を用いて評価

最確条件では評価条件で設定している燃料の崩壊熱と同等以下となる。崩壊熱約 9.1MW の場合は，評価
条件と最確条件は同等であることから運転員操作時間に与える影響はない。また，崩壊熱約 9.1MW 未満の場合は，使用済燃料プールの水温上昇及び水位低下速度は緩やかになり，時間余裕が長くなることが考えられるが，注水操作は燃料の崩壊
熱の状態に応じた対応をとるもの
ではなく，水位低下による異常の認知を起点とするものであるため，運転員等操作時間に与える影響はない。

最確条件では評価条件で設定している燃料の崩壊熱と同等以下となる。崩壊熱約 9.1MW の場合は，評価条件と最確条件は同等であることからパラメータに与える影響はない。また，崩壊熱約 9.1MW 未満の場合は使用済燃料
プールの水温上昇及び水位低下速度は緩やかになることから，評価項目となるパラメータに対する余裕が大きくなる。

初期条件

添付 4.2.5−2

運転員等の操作時間に与える影響

燃料の崩
壊熱

約 9.1MW
（原子炉
停止後 9
日）

9.1MW 以下

第 1 表
項目

プールゲ
ートの状
態

初期条件

添付 4.2.5−3

外部水源の
温度

外部水源の
容量

燃料の容量

事故条件

破断箇所
・状態の想
定

評 価 条 件 を 最 確 条 件 と し た 場 合 の 運 転 員 の 操 作 時 間 及 び 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タ に 与 え る 影 響 (3／ 4 )評価条件(初期，事故及び機器条件)
の不確かさ
評価条件
最確条件
プールゲート閉 プールゲート開鎖
放（原子炉ウェル （原子炉ウェル
及びドライヤ気 及びドライヤ気
水分離器貯蔵プ 水分離器貯蔵プールの保有水量 ールの保有水量を考慮しない）
を考慮）

35℃

35℃以下

8,600m３以上
8,600m３（西側淡水貯水設備＋代替淡水貯槽）1,010kL
以上
1,010kL（軽油貯蔵タンク＋可搬型設備
用軽油タンク）
燃 料 プ ー ル 冷 却 事故ごとに異な浄化系配管の破 る断
真空破壊弁の閉固着

評価条件設定の考え方

運転員等の操作時間に与える影響

評価項目パラメータに与える影響

全炉心燃料取出直後であるため，プールゲートは開放されていることが想定されるが，保守的に原子炉ウェル及びドライ
ヤ気水分離器貯蔵プールの保有水量を考慮しない状態を想定

最確条件では保有水量はプールゲート閉鎖時と比べ約 1.6 倍となり，使用済燃料プールの水温上昇及び水位低下速度は緩やかになり，時間余裕が長くなることが考えられるが，注水操作はこれらの状態に応じた対応をとるものではなく，水位低下による異常の認知を起点とするものであるため，運転員等操作時間に与える影響はない。

最確条件では保有水量はプールゲート閉鎖時と比べ約 1.6 倍となり，使用済燃料
プールの水温上昇及び水位低下速度は緩やかになることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。

可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水による使用済燃料プール水位維持の観点で厳しい高めの水温として，年間の気象条件変化を包含する高めの水温を設定最確条件とした場合には，評価条件で設定している水温と同等以下となる。35℃の場合は，解析条件と最確条件は同等である
ことから運転員等操作時間に与える影響はない。35℃未満の場
合は，使用済燃料プール注水後の水位低下速度が遅くなることが考えられるが，注水操作は水源の温度に応じた対応をとるものではなく，使用済燃料プールの水位低下に伴う異常の認知を起点とし，補給水系及び残留熱除去系による使用済燃料プールへの注水機能喪失の確認後に実施するものであるため，運転員
等操作時間に与える影響はない。

最確条件とした場合には，評価条件で設定している水温と同等以下となる。35℃の場
合は，解析条件と最確条件は同等であることから評価項目となるパラメータに与える影響はない。35℃未満の場合は，使用済
燃料プール注水後の位低下速度が遅くなることが考えられるが，その影響は小さく，評価項目となるパラメータに与える影
響は小さい。

西側淡水貯水設備及び代替淡水貯槽の管理下限値を設定

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

−

軽油貯蔵タンク及び可搬型設
備用軽油タンクの管理下限値
を設定

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

−

使用済燃料プール水位が最も低下する可能性のあるサイフ
ォン現象による漏えいとして，残留熱除去系に比べて耐震性の低い燃料プール冷却浄化系配管の破断，及び真空破壊弁の閉固着を想定

注水操作は，破断箇所及び漏えい量を起点に開始する操作ではないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。

破断箇所・状態の想定によっては漏えい量が変化するが，サイフォンブレーク用
配管により燃料プール燃料プール水戻り
配管水平部下端（通常水位から約 0.23m
下）で漏えいが停止することから，評価項目となるパラメータに与える影響はな
い。

事故条件

添付 4.2.5−4
重大事故等対策に関連する
機器条件

第 1 表

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

評価条件(初期，事故及び機器条件)の不確かさ
評価条件
最確条件

サイフォン
現象による
使用済燃料
プール水位
の低下

サイフォンブレーク用配管により，サイフォン現象による流出が事象発生と同時 事象発生後，通 停止するため，使用済燃料プールに通常水位から 常水位から約水位は燃料プール水戻り配管水
0.23m 下まで低 0.23m 下まで
平部下端（通常水位から約 0.23m
下徐々に低下下）までの低下にとどまり，保守的にこの水位まで瞬時に低下することを想定最確条件では水位の低下に時間を要するため，時間余裕が長くなるが，注水操作は使用済燃料
プール水位の状態に応じた対応をとるもので最確条件では水位の低下に時間を要するため，時間余はなく，使用済燃料プールの水位低下に伴う異裕が長くなり，評価項目となるパラメータに対する余常の認知を起点とし，補給水系及び残留熱除去
裕が大きくなる。
系による使用済燃料プールへの注水機能喪失の確認後に実施するものであることから，運転員等操作時間に与える影響はない。

安全機能の
喪失に対す
る仮定

使用済燃料プールの冷却機能及び注水機能喪失

使用済燃料プールの冷却機能及び注水機能喪失

使用済燃料プール注水機能喪失
として，残留熱除去系，燃料プー
ル冷却浄化系及び補給水系の機能喪失を設定評価条件と最確条件が同様であることから，事象進展に影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない。

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

外部電源

外部電源なし事故ごとに変化

外部電源の有無は事象進展に影響 外部電源がない場合と外部電源がある場合でしないことから，資源の観点で厳 は，事象進展は同様であることから，運転員等
しい外部電源なしを設定
操作時間に与える影響はない。

外部電源がない場合と外部電源がある場合では，事象進展は同様であるが，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

50m３／h 以上

燃料の崩壊熱による保有水の蒸発を補うために必要な注水量を上回り燃料損傷防止が可能な流量として設定可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへ注水操作は，注水流量を起点に開始する操作ではないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。

評価条件で設定している可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）の注水流量
は崩壊熱による保有水の蒸発を補うために必要な注水量（約 13m３／h）より大きく，注水操作開始以降の流量であることから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

可搬型代替
注水中型ポ
ンプによる
代替燃料プ
ール注水系
（注水ライ
ン）を使用し
た使用済燃
料プールへ
の注水流量

50m３／h

評価条件設定の考え方

運転員等の操作時間に与える影響

評価項目パラメータに与える影響

第 2表運 転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 ， 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タ に 与 え る 影 響 及 び 操 作 時 間 余 裕 （ 1 ／ 2）
評価条件(操作条件)

項目

操作条件

添付 4.2.5−5

可搬型代
替注水中
型ポンプ
による代
替燃料プ
ール注水
系（注水ラ
イン）を使
用した使
用済燃料
プールへ
の注水操
作

評価上の
操作開始
時間

評価条件設定の考え方

事象発生から 8 時間後

可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した
使用済燃料プールへの注水
操作は，可搬型
代替注水大型
ポンプによる代替燃料プー
ル注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料
プールスプレ
イの準備操作（ホース敷設，
可搬型スプレイノズル設置）の終了後から開始するものとし，可搬型代
替注水中型ポンプによる代替燃料プール
注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料
プールへの注
水操作の時間を考慮して設定

操作の不確かさ要因

運転員等操作時間に
与える影響

【認知】
可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作の開始は事象発生から 8 時
間後としているが，それまでに使用済燃料プールの水位低下に伴う異常を認知できる時間は十分にあり，認知遅れにより操作開始時間に与える影響を及ぼす可能性は非常に小さい。
【要員配置】
当該操作を行う重大事故等対応要員は，注水操作の実施期間中に他の操作を担っていないことから，操作開始時間に与える影響はない。
【移動】可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）
で使用する可搬型代替注水中型ポンプ等は車両であり，自走にて作業現場へ移動することを想定している。仮に地震等の外部事象が起因事
象の場合に，アクセスルートに被害があっても，ブルドーザー等にて必要なアクセスルートを復旧できる体制としている。
【操作所要時間】
要員の移動時間に 20 分，可搬型代替注水中型ポンプ準備，西側淡水貯設備からのホース敷設等の準備操作に移動時間を含め 150 分を想定している。評価上の操作開始時間を 8 時間後と設定しているが，使用済
燃料プールの水位低下による異常を認知し補給水系及び残留熱除去系による使用済燃料プールへの注水機能喪失を確認した時点での準備が可能である。なお，その場合，実際の操作開始時間は早くなる場合が考えられる。
【他の並列操作の有無】
本操作は，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイの準備操作（ホース敷設，可搬型スプレイノズル設置）の終了後から開始するものであり当該操作に対応する重大事故等対応要員に他の並列操作はなく，操作開始時間に与える影響はない。
【操作の確実さ】
重大事故等対応要員の現場操作は，操作の信頼性向上や要員の安全のため 2 人 1 組で実施することとしており，誤操作は起こりにくく，誤操作等が操作開始時間に影響を及ぼす可能性は非常に小さい。

評価上の操作開始時
間を事象発生 8 時間
後と設定しているが，本操作は，可搬型代替注水大型ポン
プによる代替燃料プール注水系（可搬型
スプレイノズル）を使用した使用済燃料
プールスプレイの準備操作（ホース敷設，可搬型スプレイノズ
ル設置）の終了後から開始するものであり，可搬型代替注水
大型ポンプによる代
替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプ
レイの準備操作の所
要時間，及び可搬型
代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注
水操作の所要時間を考慮すると，実際には使用済燃料プール
への注水開始時間は早くなることが考えられるため，使用済
燃料プール水位の回復は早くなる。

評価項目と
なる
パラメータ
に
与える影響

操作時間余
裕

訓練実績等

評価上の操
作開始時間
に対し，実際
の操作開始
時間が早く
なる場合が
考えられ，この場合，使用
済燃料プー
ル水位の回
復が早くな
り，評価項目
となるパラ
メータに対
する余裕は
大きくなる。

当該操作に
対する時間
余裕は放射
線の遮蔽が
維持される
最低水位に
到達するま
での時間が
事象発生か
ら 約 9.8 時間，燃料有効
長頂部まで
水位が低下
するまでの
時間が事象
発生から 2 日以上あり，こ
れに対して
事故を認知
して注水を
開始するま
での時間は 8時間である
ため，時間余裕がある。

可搬型代替注水中型ポンプ準備，ホース敷設等は，移動も含め所要時間を 170 分と想定している。要員の移動時間は
20 分以内であり，可搬型代替
注水中型ポン
プ準備，ホース
敷設等は，移動も含め訓練実績等では約 154分。想定している範囲内で意図している運転操作が実施可能であることを確認した。

第 2表

運 転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 ， 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タ に 与 え る 影 響 及 び 操 作 時 間 余 裕 （ 2 ／ 2）
評価条件(操作条件)

項目

操作条件

添付 4.2.5−6

可搬型代
替注水中
型ポンプ
への燃料
給油

評価上の
操作開始
時間

事象発生
から 8 時間後

評価条件設定の考え方

可搬型代替注水中型ポンプへの燃料給油は，評価条件ではないが，
評価で想定している操作の成立や継続に必要な作業であり，燃料が枯渇しないように設定

操作の不確かさ要因【認知】「可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作」と同様であり，認知遅れが操作開始時間に影響を及ぼす可能性は非常に小さい。
【要員配置】
本操作を実施する参集要員は，操作の実施期間中に他の操作を担っていないことから，要員配置が操作開始時間に与える影響はない。
【移動・操作所要時間】
参集要員の参集まで 120 分を想定している。また，燃料給油に用いるタンクローリは車両であり，参集後，自走にて作業現場へ移動することを想定している。仮に地震等の外部事象が起因事象で，アクセスルートに被害がある場合でも，ホイールロー
ダ等にて必要なアクセスルートを復旧できる体制としている。
可搬型設備用軽油タンクからタンクローリへの燃料給油として移動も含め 90 分を想定しており，十分な時間余裕を確保していることから，移動及び操作所要時間が操作開始時間に影響を及ぼす可能性は非常に小さい。
【他の並列操作有無】
他の並列操作はないことから操作開始時間に与える影響はない。
【操作の確実さ】
現場での操作は，操作の信頼性の向上や要員の安全のため，操作要員 2 人以上で実施することとしており，誤操作は起こりにくいことから，誤操作等が操作開始時間に影響を及ぼす可能性
は非常に小さい。

運転員等操作時間に与える影響認知時間及び移動
・操作所要時間は，余裕時間を含めて設定していることから，実態の操作
開始時間は解析上の操作開始時間よりも若干早まる可能性がある。

評価項目となるパラメータに与える影響

実態の操作開始
時間は解析上の設定から早まる
可能性があるが，評価項目となるパラメータに直接影響を与えることはない。

操作時間余裕訓練実績等

各機器の燃料が枯渇しない時間内に実施することで燃料損傷を回避することが可能であり，可搬型代替注
水中型ポンプによる代替燃料プール
注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水開始から 3
時間半程度の時間余裕がある。

可搬型代替注水中型ポンプへの燃料給油は，移動も含めて 90 分を想定しているところ訓練実績等では約 80 分。
また，以降，各機器の燃料が枯渇しない時間間隔（許容時間）以内で実施することとしており，許容時
間 210 分のところ，訓練実績等
により約 25 分。
許容時間内で意図している作業が実施可能であることを確認した。

添付資料 4.2.6
7 日間における水源の対応について（想定事故２）

1.

水源に関する評価①

淡水源（有効水量）
・ 西 側 淡 水 貯 水 設 備 ： 4,300m ３

2.
①

水使用パターン
可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替燃料プール注水系（注水ライン）による使用済燃料プールへの注水
事象発生 8 時間以降から，西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代替注水中型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水を実施する。
水位回復後は，蒸発量に相当する流量で実施する。

3.

時間評価
使用済燃料プールへの注水によって，西側淡水貯水設備の水量は減少する。
こ の 間 の 西 側 淡 水 貯 水 設 備 の 使 用 水 量 は 合 計 約 2,120m ３ で あ る 。

4.

水源評価結果時 間 評 価 の 結 果 か ら ，7 日 間 の 対 応 に お い て 合 計 約 2,120m ３ の 水 が必 要 と な る が ， 西 側 淡 水 貯 水 設 備 に 4,300m ３ の 水 を 保 有 す る こ と から必要水量を確保している。このため，安定して冷却を継続することが可能である。
添付 4.2.6−1

添付資料 4.2.7
7 日間における燃料の対応について（想定事故２）

保守的に全ての設備が，事象発生直後から 7 日間燃料を消費するものとして
評価する。
時系列

合計

判定

7 日間の
軽油消費量
約 755.5kL

軽油貯蔵タ
ンクの容量
は 約 800kL
であり，７日
間対応可能

7 日間の
軽油消費量
約 12.0kL

可搬型設備
用軽油タン
クの容量は
約 210kL であり，７日間
対応可能

7 日間の
軽油消費量
約 70.0kL

緊急時対策
所用発電機
燃料油貯蔵
タンクの容
量 は 約 75kL
であり，7 日間の対応可能

非常用ディーゼル発電機 2 台起動 ※１（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
1,440.4L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×2 台（運転台数）＝約 484.0kL
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機 1 台起動 ※２（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
775.6L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×1 台（運転台数）＝約 130.3kL
常設代替高圧電源装置 2 台起動 ※３（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
420.0L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×2 台（運転台数）＝約 141.2kL
可搬型代替注水中型ポンプ 2 台起動（代替燃料プール注水系（注水ライン））
35.7L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×2 台（運転台数）＝約 12.0kL

緊急時対策所用発電機 1 台起動（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
411L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×1 台（運転台数）＝約 70.0kL※1

事故収束に必要なディーゼル発電機は非常用ディーゼル発電機 1 台であるが，保守的にディーゼル発電機 2 台の起動を仮定した。
※2 事故収束に必要ではないが，保守的に起動を仮定した。
※3 緊急用母線の電源を，常設代替高圧電源装置 2 台で確保することを仮定した。

添付 4.2.7−1

添付資料 4.2.8
常設代替交流電源設備の負荷（想定事故２）

主要負荷リスト
起動順序【電源設備：常設代替高圧電源装置】
主要機器名称緊急用母線自動起動負荷
・緊急用直流125V充電器
・その他必要な負荷
常設低圧代替注水系ポンプ

①
②

負荷容量
(kW)

負荷起動時の最
大負荷容量(kW)

定常時の連続最
大負荷容量
(kW)

約 252

約 204

約689

約394

約 120
約 84
約190

負荷 容量(kW)

7,000

6,000

5,000

4,000

3,000

常設 代替 高 圧電 源 装置 2台 の最 大 容量 2,760kW ※ １
常設 代替 高 圧電 源 装置 2台 の連 続 定格 容 量 2,208kW ※ ２

2,000

1,000

②

最大負荷容量約689kW①
0▲

1

経過 時間 (h)常設代替高圧電源装置 2 台
起動
常設 代替 高 圧電 源 装置 の負 荷 積算 イ メー ジ
※1※2

常 設代替高圧電源装置定格出力運転時の容量（1,380kW×運 転台 数 ＝最 大 容量 ）常 設代替高圧電源装置定格出力運転時の 80％の容 量 （1,380kW×0.8×運 転台 数＝ 連続 定 格容 量 ）添付 4.2.8−1

5

運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故

5.1

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）

5.1.1

事故シーケンスグループの特徴，燃料損傷防止対策(1)

事故シーケンスグループ内の事故シーケンス
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）」に含まれる事故シーケンスとしては，「1.2

評

価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，①「残留熱除去系の故障（ＲＨＲ喪失）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗」，②「残留熱除去系の故障（ＲＨＲＳ喪失）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗」及び③「外部電源喪失＋
崩壊熱除去・炉心冷却失敗」である。

(2)

事故シーケンスグループの特徴及び燃料損傷防止対策の基本的考え方
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）」は，原子炉の運転停止中に残留熱除去系の故障により，崩壊熱除去機能が喪失することを想定する。このため，燃料の崩壊熱により原子炉冷却材が蒸発し，保有水量が減少することで原子炉水位が低下することから，緩和措置がとられない場合には，原子炉水位の低下が継続し，燃料が露出することで燃料損傷に至る。
本事故シーケンスグループは，崩壊熱除去機能が喪失したことによって燃料損傷に至る事故シーケンスグループである。このため，重大事故等対処設備の有効性評価としては，崩壊熱除去機能に対する設備に期待することが考えられる。
以上により，本事故シーケンスグループでは，原子炉注水機能を用いて燃料損傷の防止を図るとともに，最終的な熱の逃がし場へ熱の輸送を行う
ことによって原子炉除熱を行う。
5.1−1

(3)

燃料損傷防止対策
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）」において，燃料が著しい損傷に至ることなく，かつ十分な冷却を可能とするため，待機中の残留熱除去系（低圧注水系）
による原子炉注水手段を整備する。また，安定状態に向けた対策として，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱手段を整備する。
残留熱除去系海水系の喪失により崩壊熱除去機能が喪失した場合について
は，「5.2

全交流動力電源喪失」にて燃料損傷防止対策の有効性を確認する。対策の概略系統図を第 5.1−1 図に，対応手順の概要を第 5.1−2 図に示すとともに，重大事故等対策の概要を以下に示す。また，重大事故等対策における手順と設備の関係を第 5.1−1 表に示す。
本事故シーケンスグループにおける重要事故シーケンスにおいて必要な要員は，災害対策要員（初動）11 名である。
災害対策要員（初動）の内訳は，当直発電長 1 名，当直副発電長 1 名，
運転操作対応を行うための当直運転員 3 名，指揮，通報連絡を行うための災害対策要員（指揮者等）4 名及び現場操作を行うための重大事故等対応
要員 2 名である。
必要な要員と作業項目について第 5.1−3 図に示す。
なお，重要事故シーケンス以外の事故シーケンスについては，作業項目
を重要事故シーケンスと比較し，必要な要員数を確認した結果，災害対策要員（初動）11 名で対処可能である。
ａ．運転中の残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の停止確認
1 時間毎の中央制御室の巡視により，崩壊熱除去機能が喪失していることを確認する。
5.1−2

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の故障に伴う崩壊熱除去機能喪失を判断するために必要な計装設備は，残留熱除去系熱交換器入口温度等である。
（添付資料 5.1.1）
ｂ．作業員への退避指示
当直発電長は，崩壊熱除去機能喪失を確認後，中央制御室から送受話器（ページング）により現場作業員への退避指示を行う。
（添付資料 5.1.2）
ｃ．崩壊熱除去機能の確保操作
崩壊熱除去機能の確保操作を実施する。
ｄ．逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作による原子炉の低圧状態維持
崩壊熱除去機能の喪失により原子炉水温が 100℃に到達した場合は，原子炉圧力が上昇する。原子炉を低圧状態に維持するため，中央制御室からの遠隔操作により逃がし安全弁（自動減圧機能）1 個を開操作する。
逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉の低圧状態維持を確認するために必要な計装設備は，原子炉圧力等である。
ｅ．待機中の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作
崩壊熱除去機能喪失により原子炉冷却材が蒸発し原子炉水位が低下するため，中央制御室からの遠隔操作により待機中の残留熱除去系（低圧注水系）を起動して原子炉注水を開始し，原子炉水位を回復する。
残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水を確認するために必要な計装設備は，残留熱除去系系統流量等である。
ｆ．原子炉保護系母線の受電操作
非常用ディーゼル発電機による非常用母線の受電操作の完了後，非常
5.1−3

用母線を介して原子炉保護系母線を受電する。原子炉保護系母線の受電後，格納容器隔離信号をリセットする。
ｇ．残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱操作
待機中の残留熱除去系（低圧注水系）運転による原子炉水位回復後，中央制御室及び現場 ※ にて残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）への切替操作を実施し，崩壊熱除去機能を回復する。
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱を確認するために必要な計装設備は，残留熱除去系熱交換器入口温度等である。
崩壊熱除去機能回復後，逃がし安全弁（自動減圧機能）を全閉とし，原子炉低圧状態の維持を停止する。
※

残留熱除去系の系統加圧ラインの手動弁を閉状態にする。

ｈ．使用済燃料プールの冷却操作
代替燃料プール冷却系等を用いて使用済燃料プールへの注水及び冷却を実施する。

以降，原子炉除熱は残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）により継続的に
実施する。

5.1.2

燃料損傷防止対策の有効性評価(1)

有効性評価の方法
本事故シーケンスグループを評価する上で選定した重要事故シーケンス
は，「1.2

評価対象事象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，運転中の残留熱除去系の機能喪失を起因事象とし，崩壊熱除去機能が喪失する「残留熱除去系の故障（ＲＨＲ喪失）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗」であ
る。
5.1−4

本重要事故シーケンスは，運転停止中のいずれのプラント状態（以下「ＰＯＳ」という。）においても起こり得るため，崩壊熱，原子炉冷却材の保有
水量及び注水手段の多様性の観点から，「 ＰＯＳ−Ａ

ＰＣＶ／ＲＰＶ開放及び原子炉ウェル満水への移行状態」を代表として，評価項目である燃料
有効長頂部の冠水，放射線の遮蔽が維持される水位の確保及び未臨界の確保を満足することを確認する。また，他のＰＯＳも考慮した想定においてもこれらの評価項目を満足することを確認する。
また，評価条件の不確かさの影響評価の範囲として，本重要事故シーケ
ンスにおける運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価する。
（添付資料 5.1.3）(2)

有効性評価の条件
本重要事故シーケンスに対する初期条件も含めた主要な評価条件を第5.1−2 表に示す。また，主要な評価条件について，本重要事故シーケンス
特有の評価条件を以下に示す。
ａ．初期条件(a)

原子炉圧力容器及び格納容器の状態
評価対象としたＰＯＳ−Ａにおける原子炉圧力容器の状態は，未開放状態又は開放状態であるが，原子炉が通常運転水位であり，遮蔽維
持水位到達までの時間余裕の観点で厳しい，未開放状態を評価条件とする。また，格納容器の状態は開放状態とし，格納容器蓋等の構造物による放射線の遮蔽には期待しない評価条件とする。

(b)

崩壊熱
原子炉停止後の崩壊熱は，ＡＮＳＩ／ＡＮＳ−５．１−１９７９の
5.1−5

式に基づくものとする。また，評価対象としたＰＯＳ−Ａは原子炉停
止 1 日後〜2 日後であるが，崩壊熱が高く，遮蔽維持水位到達までの時間余裕の観点で厳しい，原子炉停止 1 日後の崩壊熱を評価条件とする。このときの崩壊熱は約 18.8MW である。
なお，このときの崩壊熱による原子炉冷却材の蒸発を補うために必
要な冷却材（32℃）の注水量は約 27m ３ ／h である。
（添付資料 5.1.4，5.1.5）(c)

原子炉初期水位及び原子炉初期水温評価対象としたＰＯＳ−Ａにおける原子炉水位は，通常運転水位（燃料有効長頂部から約 5.1m 上）から原子炉ウェル満水（燃料有効長頂部から約 16.7m 上）までの範囲であるが，遮蔽維持水位到達までの時間余裕の観点で厳しい，通常運転水位を評価条件とする。また，原子炉
初期水温は残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の設計温度である
52℃を評価条件とする。
(d)

原子炉初期圧力評価対象としたＰＯＳ−Ａにおける原子炉の圧力は大気圧であるため原子炉の初期圧力は大気圧とする。また，解析上，原子炉の水位低下量を厳しく見積もるために，逃がし安全弁（自動減圧機能）の開操
作によって原子炉圧力が大気圧に維持されているものとする ※ 。
※

実操作では待機中の残留熱除去系（低圧注水系）の起動準備が完了した
時点で原子炉減圧を実施する。原子炉圧力が大気圧より高い場合での原
子炉冷却材の蒸発量は大気圧下と比べて小さくなるため，原子炉圧力が大気圧で維持されているとした評価は保守的な評価となる。

(e)

残留熱除去系の初期運転状態
残留熱除去系の初期運転状態は，以下の状態とする。
5.1−6

・残留熱除去系（Ａ）：原子炉停止時冷却系の状態で運転中・残留熱除去系（Ｂ）：低圧注水系の状態で待機中
・残留熱除去系（Ｃ）：点検に伴い待機除外中

ｂ．事故条件(a)

起因事象
起因事象として，運転中の残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の故障によって，崩壊熱除去機能が喪失するものとする。

(b)

安全機能の喪失に対する仮定
起因事象の想定により，運転中の残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の崩壊熱除去機能が喪失するものとする。

(c)

外部電源
外部電源は事象発生 1 時間後に喪失するものと仮定する。
ここで，事象発生と同時に外部電源が喪失することを想定した場合，運転中の残留熱除去系ポンプが停止するとともに，原子炉保護系電源の喪失により格納容器隔離信号が発信することで残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）のポンプ吸込ラインの格納容器隔離弁が自動閉となる。その後，非常用ディーゼル発電機が起動し非常用母線の電源が回復した場合でも，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）のポンプ吸込
ラインの格納容器隔離弁が閉の状態ではインターロックにより残留熱除去系ポンプを残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）として起動することはできないため，運転員は事象発生後速やかに崩壊熱除去機能の喪失を認知することができる。このため，本評価においては，運転員による対応操作を厳しく評価する観点から，事象発生 1 時間後（1 時
間毎の中央制御室の巡視により事象を認知する時刻）までは，外部電5.1−7

源がある場合を想定する。
事象発生 1 時間以降は，外部電源の有無によらず事象進展は同様であるが，格納容器隔離信号をリセットするために必要な原子炉保護系
母線の受電操作，及び資源の評価の観点から厳しくなる，外部電源がない場合を想定する。
（添付資料 1.3.2，5.1.8）

ｃ．重大事故等対策に関連する機器条件(a)

残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水流量
残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水流量は 1,605m ３ ／h
とする。

(b)

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の伝熱容量
伝熱容量は，熱交換器の設計性能に基づき 1 基当たり約 43MW（原子炉冷却材温度 100℃，海水温度 32℃において）とする。

d.

重大事故等対策に関連する操作条件
運転員等操作に関する条件として，「1.3.5

運転員等の操作時間に対する仮定」に示す分類に従って以下のとおり設定する。
(a)

崩壊熱除去機能喪失は，事象発生から 1 時間後の中央制御室の巡視において認知するものとする。なお，運転中の残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）が故障した場合は，警報等により速やかに事象発生を認知できるが，運転員による対応操作の時間余裕を厳しく評価する観点から，本評価では警報による認知には期待せず，1 時間毎の中央制
御室の巡視により残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）が停止していることを認知するものとしている。
5.1−8

(b)

待機中の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水は，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の停止の認知及び操作の時間を元に，更に時間余裕を考慮して，事象発生から 2 時間後に実施するものとする。

(c)

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の運転は，原子炉保護系母線の受電操作の完了後に残留熱除去系の起動操作に要する時間を考慮して，事象発生から 4 時間 40 分後に実施する。

(3)

有効性評価の結果
本重要事故シーケンスの原子炉水位の推移を第 5.1−4 図に，原子炉水位と線量率の関係を第 5.1−5 図に示す。
ａ．事象進展事象発生後，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の故障に伴い崩壊熱除去機能が喪失することにより原子炉水温が上昇し，約 1.1 時間後に沸騰，蒸発することにより原子炉水位は低下し始める。1 時間毎の中央制御室の巡視により，崩壊熱除去機能が喪失していることを確認し，事象発生から 2 時間後に，待機中の残留熱除去系（低圧注水系）を起動し，原子炉注水を行う。
事象発生から 4 時間 40 分後，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）への切替操作を実施し，崩壊熱除去機能を回復することによって，原子炉
水温は低下する。
ｂ．評価項目等
原子炉水位は，第 5.1−4 図に示すとおり，燃料有効長頂部の約 4.2m
上まで低下するに留まり，燃料の冠水は維持される。
原子炉圧力容器は未開放であり，第 5.1−5 図に示すとおり，必要な遮5.1−9蔽が維持できる水位（必要な遮蔽の目安とした 10mSv／h※ が維持される水位）である燃料有効長頂部の約 1.7m 上まで低下することはないため，放射線の遮蔽は維持される。なお，線量率の評価点は燃料取替機床上としている。また，全制御棒全挿入状態が維持されるため，未臨界は確保されている。
原子炉水位回復後，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による除熱を継続することで，長期的に安定状態を維持できる。
以上により，本評価では，「1.2.4.2

有効性を確認するための評価項

目の設定」に示す(1)から(3)の評価項目について，対策の有効性を確認した。
※

本事故シーケンスグループにおける必要な遮蔽の目安とした線量率は，原
子炉建屋原子炉棟 6 階での操作時間から 10mSv／h と設定した。原子炉建屋
原子炉棟 6 階での操作は，使用済燃料プールの同時被災時における重大事
故等対応要員による使用済燃料プールスプレイの準備操作（可搬型スプレ
イノズルの設置及びホース敷設等）を想定しており，原子炉建屋原子炉棟
6 階を含め，原子炉建屋内に滞在する時間は 2.2 時間以内である。そのため，重大事故等対応要員の被ばく量は最大でも 22mSv であり，緊急作業時における被ばく限度の 100mSv に対して余裕がある。
また，作業員等が事象発生時に原子炉建屋原子炉棟 6 階に滞在していた場
合でも，事象発生後速やかに管理区域外へ退避するため，原子炉建屋原子炉棟 6 階での被ばく量は限定的である。

（添付資料 5.1.6，5.1.7）

5.1.3

評価条件の不確かさの影響評価

評価条件の不確かさの影響評価の範囲としては，運転員等操作時間に与え5.1−10る影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価する。
本重要事故シーケンスでは，原子炉の運転停止中に，運転中の残留熱除去
系（原子炉停止時冷却系）の故障により，崩壊熱除去機能を喪失することが特徴である。よって，不確かさの影響を確認する運転員等操作は，事象進展に有意な影響を与えると考えられる操作として，待機中の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作とする。
(1)

評価条件の不確かさの影響評価
ａ．初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件
初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件は，第 5.1−2 表に示すとおりであり，それらの条件設定を設計値等，最確条件とした場合の影響を評価する。また，評価条件の設定に当たっては，設計値を用いるか又は評価項目となるパラメータに対する余裕が小さくなる
よう保守的な設定をしていることから，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
初期条件の燃料の崩壊熱は，評価条件の約 18.8MW に対して最確条件
は約 18.8MW 以下であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，評価条件で設定している燃料の崩壊熱と同等以下となる。約
18.8MW の場合は，評価条件と最確条件は同等であることから運転員等
操作時間に与える影響はない。また，約 18.8MW 未満の場合は，原子炉
水温上昇及び原子炉水位低下速度は緩やかになるが，原子炉への注水操作は崩壊熱に応じた対応をとるものではなく，崩壊熱除去機能喪失の認知を起点とするものであるため，運転員等操作時間に与える影響はない。
5.1−11

初期条件の原子炉初期水温は，評価条件の 52℃に対して最確条件は
約 47℃〜約 58℃である。この原子炉水温は過去の原子炉停止 1 日後の温度の実績値であるが，原子炉停止操作の進捗状況の差異によるものである。本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，評価条
件で設定している原子炉初期水温より高くなる場合があり，原子炉水位が燃料有効長頂部まで低下するまでの時間余裕は短くなる場合があるものの，原子炉への注水操作は原子炉水温に応じた対応をとるもの
ではなく，崩壊熱除去機能喪失の認知を起点とするものであるため，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の原子炉初期水位は，評価条件の通常運転水位（燃料有効長頂部から約 5.1m 上）に対して最確条件は通常運転水位に対してゆらぎ（通常運転水位±10cm 程度）がある。本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，評価条件で設定している原子炉初期水位より低くなる場合があり，燃料有効長頂部まで水位が低下する時間は短くなる場合があるものの，原子炉への注水操作は原子炉水位に応じた対応をとるものではなく，崩壊熱除去機能喪失の認知を起点とするものであるため，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の原子炉初期圧力は，評価条件の大気圧に対して最確条件
も大気圧であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，評価条件と同様であるため，事象進展に与える影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない。仮に，原子炉圧力が大気圧より高い場
合は，沸騰開始時間が遅くなり，水位低下速度は緩やかになるが，原子炉への注水操作は原子炉初期圧力に応じた対応をとるものではなく，崩壊熱除去機能喪失の認知を起点とするものであるため，運転員等操
作時間に与える影響はない。
5.1−12

初期条件の原子炉圧力容器の状態は，評価条件の原子炉圧力容器未開放に対して最確条件は事故事象毎に異なるものであり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，原子炉圧力容器未開放の場
合は評価条件と同様であるため，事象進展に与える影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない。また，原子炉圧力容器開放の場合は原子炉減圧操作が不要となるが，事象進展に与える影響は小さく，運転員等操作時間に与える影響は小さい。

(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
初期条件の燃料の崩壊熱は，評価条件の約 18.8MW に対して最確条件
は約 18.8MW 以下であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，評価条件で設定している燃料の崩壊熱と同等以下となる。約
18.8MW の場合は，評価条件と最確条件は同等であることからパラメー
タに与える影響はない。また，約 18.8MW 未満の場合は，原子炉水温上
昇及び原子炉水位低下速度は緩やかになることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。また，原子炉停止後の時間が短く，燃料の崩壊熱が大きい場合は燃料有効長頂部が露出するまでの時間余裕が短くなる。原子炉水温が 100℃かつ原子炉停止から 12 時間
後の燃料の崩壊熱の場合でも，必要な遮蔽が維持できる水位（必要な遮蔽の目安とした 10mSv／h が維持できる水位）である燃料有効長頂部の約 1.7m 上の高さに到達するまでの時間は約 2.8 時間，燃料有効長頂部までの時間は約 4.2 時間であり，必要な放射線の遮蔽は維持され，原子炉への注水操作に対して十分な時間余裕が確保されているため，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
初期条件の原子炉初期水温は，評価条件の 52℃に対して最確条件は
5.1−13

約 47℃〜約 58℃である。本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，評価条件で設定している原子炉初期水温より高くなる場合があり，原子炉水位が燃料有効長頂部まで低下するまでの時間余裕は短くなる。原子炉水温が 100℃かつ原子炉停止から 12 時間後の燃料の崩壊熱の場合でも，必要な遮蔽が維持できる水位（必要な遮蔽の目安とした 10mSv／h が維持できる水位）である燃料有効長頂部の約 1.7m
上の高さに到達するまでの時間余裕は約 2.8 時間，燃料有効長頂部までの時間余裕は約 4.2 時間であり，必要な放射線の遮蔽は維持され，原子炉への注水操作に対して十分な時間余裕が確保されているため，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
初期条件の原子炉初期水位は，評価条件の通常運転水位（燃料有効長頂部から約 5.1m 上）に対して最確条件は通常運転水位に対してゆらぎ（通常運転水位±10cm 程度）がある。本評価条件の不確かさとして最確条件とした場合，評価条件で設定している原子炉初期水位より低くなる場合があるものの，原子炉初期水位のゆらぎによる変動量は，事象発生後の水位低下量に対して十分小さいことから，評価項目となるパラメータに対する影響は小さい。
初期条件の原子炉初期圧力は，評価条件の大気圧に対して最確条件
も大気圧であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，評価条件と同様であることから，事象進展に与える影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。仮に，原子炉圧力が大気圧より高い場合は，沸騰開始時間が遅くなり，原子炉水位の低下速度は緩やかになることから，評価項目となるパラメータの判断基準に対する余裕が大きくなる。
初期条件の原子炉圧力容器の状態は，評価条件の原子炉圧力容器未5.1−14

開放に対して最確条件は事故事象毎であり，本評価条件の不確かさとして最確条件とした場合，原子炉圧力容器未開放の場合は評価条件と同様であるため，事象進展に与える影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。原子炉圧力容器が開放の場合は原子炉減
圧操作が不要となるが，事象進展に与える影響は小さく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

ｂ．操作条件
操作条件の不確かさとして，操作に係る不確かさを「認知」，「要員配置」，「移動」，「操作所要時間」，「他の並列操作有無」及び「操作の確実さ」の 6 要因に分類し，これらの要因が運転員等操作時間に与える影響を評価する。また，運転員等操作時間に与える影響が評価項目となるパラメータに与える影響を評価した。評価結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
操作条件の待機中の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作は，評価上の操作開始時間として，事象発生から 2 時間を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，崩壊熱除去機能喪失の認知により原子炉注水の必要性を認知し操作を実施することは容易であり，評価では事象発生から 2 時間後の注水操作開始を設定しているが，実際の注水操作開始時間は早くなる場合が考えられ，原子炉水位の回復が早くなる。また，その他の操作と並列して実施する場合でも，順次実施し所定の時間までに操作を完了できることから影響はない。
操作条件の残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱
操作は，評価上の操作開始時間として，事象発生から 4 時間 40 分後に
5.1−15

完了する。運転員等操作時間に与える影響として，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱操作は，原子炉保護系母線の受電操作後に実施するため，受電操作の完了時刻の影響を受けるが，実態の操作時間が評価上の操作開始時間とほぼ同等であり，操作開始時間に与える影響は小さい。

(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
操作条件の待機中の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水
操作は，運転員等操作時間に与える影響として，注水開始が早くなる
場合は原子炉水位の低下が抑制され，評価項目となるパラメータの判断基準に対する余裕が大きくなる。なお，運転中の残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）が故障した場合は，警報により事象発生を認知可能であり，待機中の残留熱除去系を原子炉停止時冷却系として速やかに起動することで崩壊熱除去機能を回復することができるため，評価項目となるパラメータの判断基準に対する余裕が大きくなるが，本評
価ではこれに期待しないこととする。

(2)

操作時間余裕の把握操作遅れによる影響を把握する観点から，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認できる範囲内での操作時間余裕を確認し，その結果を以下に示す。
操作条件の待機中の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作については，通常運転水位から放射線の遮蔽が維持される最低水位に到達するまでの時間は約 4.5 時間，燃料有効長頂部まで原子炉水位が低下するまでの時間は約 6.3 時間であり，これに対して，事故を認知して注水を開5.1−16

始するまでの時間は 2 時間であることから，準備時間が確保できるため，時間余裕がある。

(3)

ま と め
評価条件の不確かさの影響評価の範囲として，運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を確認した。この結果，評価条件等の不確かさを考慮した場合においても，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。この他，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認できる範囲内において，操作時間には時間余裕がある。
（添付資料 5.1.8）

5.1.4

必要な要員及び資源の評価(1)

必要な要員の評価
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）」の重大事故等対策時における必要な災害対策要員（初動）は，「5.1.3(3)「6.2

燃料損傷防止対策」に示すとおり 11 名である。

重大事故等対策時に必要な要員の評価結果」で説明している災害対策要員（初動）の 37 名で対処可能である。

(2)

必要な資源の評価
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）」において，必要な水源，燃料及び電源の資源は，「6.1(2)

資源の評価条件」の条件にて評価をしている。その結果を以下に示す。
5.1−17

ａ．水源

待機中の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作について
は，必要な注水量が少なく，また，サプレッション・チェンバを水源とすることから，水源が枯渇することはなく，7 日間の対応が可能である。
なお，外部電源喪失を想定した場合でも同様である。

ｂ．燃料

外部電源喪失を想定した場合，事象発生直後から 7 日間の非常用ディーゼル発電機，高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機及び常設代替交流
電源設備（常設代替高圧電源装置 2 台）の運転を想定すると，非常用ディーゼル発電機については約 484.0kL，高圧炉心スプレイ系ディーゼル
発電機については約 130.3kL，常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 2 台）については約 141.2kL，合計で約 755.5kL の軽油が必要となる。軽油貯蔵タンクには約 800kL の軽油を保有していることから，非常用ディーゼル発電機，高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機及び常設
代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 2 台）による 7 日間の電源供給の継続が可能である。
緊急時対策所用発電機による電源供給について，事象発生直後から 7日間の緊急時対策所用発電機の運転を想定すると，約 70.0kL の軽油が必要となる。緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンクに約 75kL の軽油を保有していることから，緊急時対策所用発電機による 7 日間の電源供給の継続が可能である。
（添付資料 5.1.9）

ｃ．電源
5.1−18外部電源喪失を想定した場合，重大事故等対策時に必要な負荷のうち，非常用ディーゼル発電機等からの電源供給を考慮する負荷については，
非常用ディーゼル発電機等の容量内に収まることから，必要負荷に対しての電源供給が可能である。
常設代替交流電源設備からの電源供給を考慮する負荷については約938kW であるが，常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 2 台）の連続定格容量は 2,208kW であることから，必要負荷に対しての電源供給が可能である。
緊急時対策所用発電機については，必要負荷に対しての電源供給が可能である。
（添付資料 5.1.10）

5.1.5

結

論

事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）」では，原子炉の運転停止中に残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の故障により，崩壊熱除去機能を喪失することが特徴である。
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）」に対する燃料損傷防止対策としては，待機中の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水手段を整備している。また，安定状態の維持に向けた対策として，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱手段を整備している。
事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）」の重要事故シーケンス「残留熱除去系の故障（ＲＨ
Ｒ喪失）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗」について有効性評価を行った。
上記の場合においても，待機中の残留熱除去系（低圧注水系）による原子5.1−19

炉注水，及び残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による除熱を実施することにより，燃料損傷することはない。
その結果，燃料有効長頂部の冠水，放射線遮蔽の維持及び未臨界の確保ができることから，評価項目を満足している。また，安定状態を維持することができる。
評価条件の不確かさについて確認した結果，運転員等操作時間に与える影響及び評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，対策の有効性が確認できる範囲内において，操作時間余裕について確認した結果，操作が遅れた場合でも一定の余裕がある。
重大事故等対策時に必要な要員は，災害対策要員にて確保可能である。また，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
以上のことから，事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）」において，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水及び残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による除熱の燃料損傷防止対策は，選定した重要事故シーケンスに対して有効である
ことが確認でき，事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失（残留熱除
去系の故障による停止時冷却機能喪失）」に対して有効である。

5.1−20２Ｃ 非常 用ディーゼル発電機，２Ｄ非常用ディ ーゼ ル発電機及び高圧炉心スプレイ系デ ィー ゼル発電機

凡Ｇ

例：安全 機 能の 喪失 又 は点 検に 伴 う 待機
除外 を仮 定 する 設備

逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）常設代替高圧電源装置
ター ビン へ

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器

Ｇ

原子炉建屋
東側接続口

軽油貯蔵タンク＊＊←＊

5.1−21

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

→

※3

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

ドラ イウ ェ ル※3

サプ レッ シ ョン ・
チェ ンバ

↑

↑

サプ レッ シ ョン・プ ール

残留 熱除 去系
海水 系ポ ンプ(Ａ)，(Ｃ)

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

原子 炉建 屋 高所 東側
西側 接続 口 接続 口
高所 西側
接続 口

＊

→

←

→

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)

※1

→

緊急用海水
ポンプ（Ａ），（Ｂ）

→
※2

→

※1

残留熱除去系
海水系ポンプ(Ｂ)，(Ｄ)

→

※2

→

※1 海へ

←
低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

↑

↑

海へ ※2

→
残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ )←常設 低圧 代 替注 水系
ポン プ(Ａ)，(Ｂ)

→

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポ ンプ

海

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽←
常設 高圧 代 替注 水系 ポ ンプ
＊開 操作 に 当た って 格 納容 器 隔離 信号 の リセ ット が 必要 な弁

第 5.1−1 図

崩壊熱除去機能喪失時の重大事故等対策の概略系統図（1／2）（原子炉減圧及び残留熱除去系（低圧注水系））

２Ｃ 非常 用ディーゼル発電機，２Ｄ非常用ディ ーゼ ル発電機及び高圧炉心スプレイ系デ ィー ゼル発電機

凡

例

逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）Ｇ

：安全 機能 の 喪失 又は 点 検に 伴 う待 機
除外 を仮 定 する 設備

常設代替高圧電源装置
ター ビン へ

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器

Ｇ

原子炉建屋
東側接続口

軽油貯蔵タンク

＊

＊

←
＊
代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

→

※3

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

ドラ イウ ェ ル※3

サプ レッ シ ョン ・チェ ンバ

5.1−22↑↑

サプ レッ シ ョン・プ ール

残留 熱除 去系
海水 系ポ ンプ(Ａ)，(Ｃ)

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

原子 炉建 屋 高所 東側
西側 接続 口 接続 口
高所 西側
接続 口

＊

→

←

→

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)

※1

→

緊急用海水
ポンプ（Ａ），（Ｂ）→※2→
残留熱除去系
海水系ポンプ(Ｂ)，(Ｄ)

→
→

※1 海へ

※1
※2

↑

↑

海へ ※2

←

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ)←常設 低圧 代 替注 水系
ポン プ(Ａ)，(Ｂ)

→

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポ ンプ

海

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽←
常設 高圧 代 替注 水系 ポ ンプ
＊開 操作 に 当た って 格 納容 器 隔離 信号 の リセ ット が 必要 な弁

第 5.1−1 図

崩壊熱除去機能喪失時の重大事故等対策の概略系統図（2／2）（残留熱除去系（原子炉停止時冷却系））

：操作・確認（運転員）※2：プラント状態（解析）：判断：解析上考慮しない操作：重大事故等対応要員（現場）の作業：運転員と重大事故等対応要員（現場）の共同作業

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の停止(解析上の時刻)
（0秒）

※1

凡例

プラント前提条件
・原子炉の運転停止 1 日後
・原子炉圧力容器未開放
・格納容器開放・残留熱除去系（Ａ）：原子炉停止時冷却系の状態で運転中・残留熱除去系（Ｂ）：低圧注水系の状態で待機中
・残留熱除去系（Ｃ）：点検に伴い待機除外中
・全ての非常用ディーゼル発電機等：待機中
・原子炉水位は通常運転水位※3※4（約1時間）

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の停止確認 ※１※5
※6
※7
作業員への退避指示 ※３

外部電源喪失 ※２（約1.1時間）※8

崩壊熱除去機能の確保操作

運転中の残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）が故障した場合は，警報等により速やかに事象発生を認知できるが，運転員による対応操作の時間余裕を厳しく評価する観点から，本評価では警報による認知には期待せず，1時間毎の中央制御室の巡視により残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）が停止
していることを認知するものとしている。
外部電源は事象発生1時間後に喪失するものと仮定する。ここで，事象発生と同時に外部電源が喪失することを想定した場合，原子炉保護系電源の喪失により格納容器隔離信号が発信し，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）のポンプ吸込ラインの格納容器隔離弁が自動閉となる。待機中の残留熱除去
系（原子炉停止時冷却系）を起動するためには，格納容器隔離信号のリセット操作が必要であるため，運転員は事象後速やかに崩壊熱除去機能が喪失したことを認知することができる。このため，本評価においては，運転員による対応操作を厳しく評価する観点から，事象発生1時間後（1時間毎の中央制
御室の巡視により事象を認知する時刻）までは外部電源がある場合を想定する。事象発生1時間以降
は，外部電源の有無によらず事象進展は同様であるが，資源の評価の観点から厳しくなる，外部電源がない場合を想定する。
現場作業員は，当直発電長の送受話器（ページング）による退避指示を確認後，退避する。なお，全ての現場作業員の退避が完了するまでの時間は，1時間程度である。
実操作においては，作業員の退避後に操作を実施するが，解析上，原子炉の水位低下量を厳しく見積もるために，原子炉水温が100℃に到達した時点で，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作によって原子炉圧力が大気圧に維持されているものとする。
注水前の原子炉水位は燃料有効長頂部から4.2m上（原子炉水位低（レベル３）から0.3m下）となる。
原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域）等により原子炉水位の回復を確認する。
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）のポンプ吸込ラインの格納容器隔離弁を開状態にするために，原子炉保護系母線の受電操作を行い，格納容器隔離信号をリセットする。
残留熱除去系の系統加圧ラインの手動弁を閉状態にする。

非常用ディーゼル発電機等の自動起動の確認

原子炉水温100℃到達

使用済燃料プールの冷却操作（70分）逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作による原子炉の低圧状態維持 ※４（2時間）

待機中の残留熱除去系（低圧注水系）
による原子炉注水操作 ※５【有効性評価の対象としていないが他に取り得る手段】（約2.1時間）（4時間40分）

原子炉の水位回復 ※６

待機中の残留熱除去系（低圧注水系）以外による原子炉注水操作
・高圧炉心スプレイ系による原子炉注水操作
・低圧炉心スプレイ系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低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作
・代替循環冷却系による原子炉注水操作
・可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水操作
・消火系（ディーゼル駆動ポンプ）による原子炉注水操作
・補給水系による原子炉注水操作

Ⅰ
原子炉保護系母線の受電操作 ※７

Ⅰ

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）
による原子炉除熱操作 ※８

逃がし安全弁（自動減圧機能）「 全閉」

高圧炉心スプレイ系による原子炉注水，低圧炉心スプレイ系による原子炉注
水，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）及び可搬型代
替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水も実施可能である。
技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において使用することは困難であるが，プラント状況によっては，事故対応に有効な設備となる，代替循環冷却系，可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型），消火系（ディーゼル駆動ポンプ）及び補給水系による原子炉注水も実施可能である。
Ⅱ

残留熱除去系海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）以外による原子炉除熱操作
・緊急用海水系又は代替残留熱除去系海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱操作
・原子炉冷却材浄化系による原子炉除熱操作

Ⅱ

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）により原子炉除熱を継続し，機能喪失している設備の復旧に努める。

第 5.1−2 図

崩壊熱除去機能喪失時の対応手順の概要

5.1−23緊急用海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱も実施可能である。
技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において使用することは困難であるが，プラント状況によっては，事故対応に有効な設備となる，代替残留熱除去系海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）
による原子炉除熱，及び原子炉冷却材浄化系による原子炉除熱も実施可能である。

運転停止中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）

経過時間（時間）
1

2

3

4

5

55

備 考

実施箇所・必要要員数

事象発生

約 1 時間プラント状況判断

【 】は他作業後移動してきた要員

約 1.1 時間
責任者

当直発電長

1人

中央監視
運転操作指揮

補佐

当直副発電長1人

運転操作指揮補佐

指揮者等

災害対策要員
（指揮者等）

4人

初動での指揮発電所内外連絡

操作項目

原子炉水温 100℃到達

操作の内容

当直運転員
(中央制御室)

当直運転員
(現場)

2 時間

4 時間 40 分
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）
運転開始

残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水開始

約 2.1 時間

原子炉水位回復

重大事故等対応要員(現場)●原子炉水温上昇，残留熱除去系の系統流量低下等による崩壊熱除去機
能喪失の確認●外部電源喪失の確認
1人
A

状況判断

−

10 分

−
●非常用ディーゼル発電機等の自動起動の確認

残留熱除去系（Ａ）●残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の停止確認

−

−

−

●当直発電長による作業員への退避指示

逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作による原子炉の低圧
状態維持

【1人】
A

−

−

●逃がし安全弁（自動減圧機能）1 個の手動開放操作

常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作

【1人】
A

−

−

●常設代替高圧電源装置 2 台の起動操作及び緊急用母線の受電操作

【1人】
A

−

−

●原子炉保護系母線の復旧準備操作

−

【2人】
B，C

−

●原子炉保護系母線の復旧操作（現場）

【1人】
A

−

−

●残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作

崩壊熱除去機能の確保操作

−

−

2人
a，b

●崩壊熱除去機能の回復操作

原子炉保護系母線の受電操作

【1人】
A

−

−

●原子炉保護系母線の復旧操作（中央制御室）

【1人】
A

−

−

●残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水の停止操作

【1人】
A

−

−

●残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の系統構成操作（中央制御室）

−

【2人】
B，C

−

●残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の系統構成操作（現場）

【1人】
A

−

−

作業員への退避指示

解析上考慮しない
中央制御室で当直発電長が指示する

60 分以内に退避完了

1分
4分

10 分

原子炉保護系母線の受電操作

待機中の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱操作

105 分

5分

40 分
2分

30 分

1分

●残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱状態の監視

適宜監視●常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作
【1 人】
A

−

1人
A

−
20 分

●緊急用海水系による海水通水の系統構成操作及び起動操作

2人
B，C

解析上考慮しない
スロッシングによる水位低下がある場合は代替燃料プール
冷却系の起動までに実施する

適宜実施●代替燃料プール冷却系の起動操作
必要要員合計

残留熱除去系（Ｂ）

45 分●残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱の起動操作

使用済燃料プールの冷却操作

解析上考慮しない

適宜実施

15 分

2人
a，b

第 5.1−3 図

崩壊熱除去機能喪失時の作業と所要時間

5.1−24

解析上考慮しない
約55時間までに実施する

原子炉水温 100℃到達（事象発生約 1.1 時間後）
原子炉水位の回復後は，崩壊熱による蒸発を補うために必要な流量での注水を実施し，その後，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による崩壊熱除去を実施する

Ｌ８

Ｌ３

Ｌ２

残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水開始（事象発生 2 時間後，水位は燃料有効長頂部から約 4.2m 上）
Ｌ１

第5.1−4図

原子炉水位の推移

5.1−25

1.0E+06

1.0E+05

1.0E+04

燃料を線源とした線量率が支配的な水位

1.0E+03

線 量 率1.0E+02

燃料及び上部格子板を線源とした線量率が支配的な水位（mSv／h）
目標線量率（10mSv／h）

1.0E+01
蒸気乾燥器及びシュラウド
ヘッドを線源とした線量率が支配的な水位
1.0E+00

1.0E-01

1.0E-02

水位の低下（燃料有効長頂部から約 4.2m 上）遮蔽が維持される水位（10mSv／h，燃料有効長頂部から約 1.7m 上）

1.0E-03
通常運転水位（燃料有効長頂部から約 5.1m 上）
燃料有効長頂部からの水位（m）

第5.1−5図

原子炉水位と線量率

5.1−26

第 5.1−1 表
操作及び確認
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の停止確認

5.1−27

作業員への退避指示

崩壊熱除去機能の確保操作
逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉の低圧状態維持

崩壊熱除去機能喪失における重大事故等対策について（1／2）
手

順

常設設備

・1 時間毎の中央制御室の巡視により，崩壊熱除去機能が喪失していることを確認する。

−

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
−
残留熱除去系系統流量 ※ １ ，＊・当直発電長は，崩壊熱除去機能喪失を確認 −後，中央制御室から送受話器（ページング）
により現場作業員への避難指示を行う。
・崩壊熱除去機能の確保操作を実施する。
−−

残留熱除去系ポンプ吐出
圧力 ※ １ ， ＊
残留熱除去系熱交換器入口温度 ※ ２ ， ＊
残留熱除去系熱交換器出
口温度 ※ ３ ， ＊
残留熱除去系海水系系統
流量 ※ ４ ， ＊−−−・崩壊熱除去機能の喪失により原子炉水温が100℃に到達した場合は，原子炉圧力が上昇する。原子炉圧力を低圧状態に維持するため，中央制御室からの遠隔操作により逃がし安全弁（自動減圧機能）1 個を開操作する。

−

原子炉圧力 ＊
原子炉圧力（ＳＡ）

逃がし安全弁（自動減圧機能） ＊
非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ：有効性評価上考慮しない操作
＊
※1
※2
※3
※4

既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

残留熱除去系ポンプの運転失敗時に当該計装設備で崩壊熱除去機能喪失を認知
残留熱除去系ポンプの運転継続成功かつ熱交換器バイパス弁の誤開時に当該計装設備で崩壊熱除去機能喪失を認知
残留熱除去系ポンプの運転継続成功かつ熱交換器入口弁の誤閉時に当該計装設備で崩壊熱除去機能喪失を認知
残留熱除去系海水ポンプの運転失敗時に当該計装設備で崩壊熱除去機能喪失を認知

第 5.1−1 表
操作及び確認

崩壊熱除去機能喪失における重大事故等対策について（2／2）
手順

5.1−28

待機中の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作

・崩壊熱除去機能喪失により原子炉冷却材が蒸発し原子炉水位が低下するため，中央制
御室からの遠隔操作により待機中の残留熱除去系（低圧注水系）を起動して原子炉注水を開始し，原子炉水位を回復する。

原子炉保護系母線の受電操作

・非常用ディーゼル発電機による非常用母線の受電操作の完了後，非常用母線を介して原子炉保護系母線を受電する。
・原子炉保護系母線の受電後，格納容器隔離
信号をリセットする。
・待機中の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉水位回復後，中央制御室及び現場にて残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）への切替操作を実施し，崩壊熱除去機能を回復する。
・崩壊熱除去機能回復後，逃がし安全弁（自動減圧機能）を全閉とし，原子炉低圧状態の維持を停止する。

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉冷却操作

使用済燃料プールの冷却操作

・代替燃料プール冷却系等を用いて使用済燃料プールへの注水及び冷却を実施する。

常設設備
残留熱除去系（低圧
注水系）＊
非常用ディーゼル発
電機＊
軽油貯蔵タンク
サプレッション・チ
ェンバ＊
非常用ディーゼル発
電機＊
軽油貯蔵タンク

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
−
原子炉水位（広帯域）＊
原子炉水位（燃料域）＊
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
残留熱除去系系統流量＊−−

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）＊
非常用ディーゼル発
電機＊
軽油貯蔵タンク−−−

原子炉水位（広帯域）＊
原子炉水位（燃料域）＊
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
残留熱除去系系統流量＊
残留熱除去系熱交換器入口温度＊
残留熱除去系熱交換器出
口温度＊
残留熱除去系海水系系統
流量＊−：有効性評価上考慮しない操作＊

既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 5.1−2 表
項

初期条 件

5.1−29事 故条件※

目

主要評価条件（崩壊熱除去機能喪失）（1／2）

主要評価条件

条件設定の考え方

原子炉圧力容器の状態

原子炉圧力容器未開放

燃料の崩壊熱及び保有水量の観点から設定

崩 壊 熱

約18.8MW※ANSI／ANS-5.1-1979（９×９燃料（Ａ型），燃焼度
33GWd／t，原子炉停止1日後）

崩壊熱が大きい方が原子炉水位低下の観点で厳しい設定となるため，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（通常運転時においてサイクル末期の炉心平均燃焼度が33GWd／t以下となるよ
う燃料を配置する。）

原子炉初期水位

通常運転水位（燃料有効長頂部から約5.1m上）

遮蔽維持水位到達までの時間余裕の観点で厳しい，通常運転水位を設定

原子炉初期水温52℃

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の設計値を設定

原子炉初期圧力大気圧

原子炉の運転停止1日後の実績を設定

サプレッション・プール水温32℃

保安規定の運転上の制限における上限値を設定

起因事象

残留熱除去系機能喪失

運転中の残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の故障を想定

安全機能の喪失に対する仮定崩壊熱除去系機能喪失

運転中の残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の故障による崩壊熱除去機
能の喪失を想定

原子炉停止から 1 日（24 時間）後とは，発電機解列からの時間を示している。通常停止操作において原子炉の出力は発電機解列以前から徐々に低下させるが，崩壊熱評価は原子炉
スクラムのような瞬時に出力を低下させる保守的な計算条件となっている。

第 5.1−2 表
項目

主要評価条件（崩壊熱除去機能喪失）（2／2）

主要評価条件

条件設定の考え方
事象発生と同時に外部電源が喪失することを想定した場合，原子炉保護系電源の喪失により格納容器隔離信号が発信し，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）のポンプ吸込ラインの格納容器隔離弁が自動閉となる。この状態では

事故条 件

インターロックにより残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）を起動すること

外部電源

事象認知まで：外部電源あり
事象認知後：外部電源なし

ができないため，運転員は事象発生後速やかに崩壊熱除去機能の喪失を認知することができる。このため，本評価においては，運転員による対応操作を厳しく評価する観点から，事象発生1時間後（1時間毎の中央制御室の巡視により事象を認知する時刻）までは外部電源がある場合を想定する。事象発生

隔離信号をリセットするために必要な原子炉保護系母線の受電操作，及び資重大事 故等対策に 重大事 故等対策 に関連す る機器条件 関連す る操作条 件

5.1−30

1時間以降は，外部電源の有無によらず事象進展は同様であるが，格納容器源の評価の観点から厳しくなる，外部電源がない場合を想定する。
残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水流量
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱量
残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱操作

1,605m３／h
熱交換器1基当たり約43MW（原子炉冷却材温度100℃，海水温度
32℃において）事象発生から 2 時間後事象発生から 4 時間 40 分後

残留熱除去系（低圧注水系）の設計値を設定

熱交換器の設計性能に基づき，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の除熱性能を厳しくする観点で，過去の実績を包含する高めの海水温度を設定

事象発生の認知及び操作の時間を元に，更に時間余裕を考慮して設定
原子炉保護系母線の受電操作の完了後，残留熱除去系の起動操作に要する時間を考慮して設定

運転停止中における通常時のプラント監視について

運転停止中における通常時のプラント監視項目のうち，以下の項目に関するものについての概要を第 1 表に示す。
・「崩壊熱除去機能喪失」の事故シーケンスにおける，運転中の残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の停止確認
・「原子炉冷却材の流出」の事故シーケンスにおける，原子炉冷却材の流出の確認

第1表
添付 5.1.1−1

項目
残留熱除去系（原子炉停

運転停止中における通常時のプラント監視項目の概要
監 視対象 ※ １

・残留 熱除去系の 運転状態

監視方法
パ ラメータ確 認

確認頻度
1 回／ 時間

止時冷 却系）の運 転状態

異常発 生に伴う警 報 ※ ２ 確認
・系統故障警 報（ポ ンプ過負荷 ／過電流，原子 炉 停止 時 冷却 系 運転 時 にお け る ミ
ニフロー ライン弁開 等）の 発生時

原子炉 水温・ 残留熱除 去系熱交換 器入口温度

パラ メータ確認

1 回／時 間・温度 高の警報発 報時

・残留 熱除去系熱 交換器出 口温度（残留 熱除去系熱 交換器入 口温度，残・再循 環ポンプ入 口温度

留熱除 去系熱交換 器出口温 度）・原子 炉冷却材浄 化系ポン プ入口温度・原子 炉圧力容器 表面温度
原子炉 水位・ 原子炉水 位（狭帯域 ）パラ メータ確認

1 回／時間・原子 炉水位（広 帯域）（ 原 子 炉 水 位 （ 狭 帯 域 ）， 原 子 炉 水 位

・原子 炉水位（Ｓ ＨＵＴ ＤＯ ＷＮ）（広帯 域））
現場 状態確認

現場巡 視点検時

パ ラメータ確 認

1 回／時間・原子 炉水位（Ｓ Ａ広帯域 ）サプレッション・プール

・サプ レッション ・プール 水位

水位
※1
※2

・水位 高／低の警 報発報 時（サプ レッション ・プール 水位）

施 設定 期 検査 中に お い て点 検 によ り 監視 でき な い期 間が あ る
施 設定 期 検査 中に お い て点 検 によ り 警報 を発 報 しな い期 間 があ る

添付資料 5.1.1

・原子 炉水位（ウ ェル水位 ）・水位 低低／低の 警報発 報時

添付資料 5.1.2
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

1.

はじめに
運転停止中の原子炉における事故の発生時，運転員は，現場作業員の退避が完了したことを確認し，逃がし安全弁の開操作を開始する。このため，現場作業員の退避に係る教育状況，及び退避開始から退避完了確認までの流れを踏まえ，退避に要する時間の見積もりを行った。

2.

作業員への退避に係る教育状況
発電所構内で作業を実施する作業員に対しては，以下のように退避に係る教育を実施しており，事故時における退避指示への対応等について周知徹底している。
＜教育内容＞
・送受話器（ページング）等による退避指示への対応について
・管理区域への入退域方法について＜教育の実施時期＞
・発電所への入所時

3.

事故発生後における退避開始から退避完了確認までの流れ
事故発生後，作業員は発電長の送受話器（ページング）による退避指示により，現場からの退避（管理区域からの退域をもって現場からの退避完了とする）を行う。また，作業員全員の退避完了確認は，以下の 2 つの手段で行う。
・個人線量計を管理している出入監視員（管理区域の入退域ゲートの境界に常駐）は，個人線量計の貸出状況により全作業員が管理区域内から退添付 5.1.2-1

域していることを確認し，災害対策本部に連絡する。
・各作業グループの作業責任者又は監理員は，作業員の点呼により自グループの全員が退避していることを確認し，作業担当部門に連絡する。作業担当部門の担当者は，自部門が担当している全ての作業グループが退避していることを確認して災害対策本部に連絡し，災害対策本部は全作業グループが退避していることを確認する。
なお，作業員は，2 名以上の作業グループで作業を実施するため，退避時に負傷者が発生した場合においても，周囲の作業員からの救助により退避可
能である。

4.

作業員の退避時間
作業員の退避時間及びその内訳を第 1 表に示す。①〜③は，いずれも多数の作業ステップからなる項目であるが，そのうち，②におけるＥＰＤゲートの通過が退避時間において律速となるが，以下の実績から算出した退避時間に滞在人数等の不確かさを考慮し，作業員は 1 時間で退避完了すると見積もった。
◎ＥＰＤゲートの通過人数：26 人／分（第 24 回施設定期検査実績）◎管理区域におけるピーク滞在人数：1,020 人（第 24 回施設定期検査実績）→1,020 人 ÷ 26 人／分 ＝ 40 分 → 1 時間

添付 5.1.2-2

第1表

作業員の退避時間内訳
経過時間

10 分

20 分

30 分

40 分

50 分

60 分

①作業場所から管理区
域の入退域ゲートへの移動②管理区域からの退域③退避の確認↑
保守的に
1 時間とする

退避時間

5.

作業員の退避に係る環境影響評価（1）被ばく評価
作業員の退避は 1 時間以内に完了するため，作業員が過度な被ばくを受ける状況は想定し難いものと考える。

（2）雰囲気温度評価
雰囲気温度が高くなる可能性がある格納容器内においては，退避完了までに有意な温度上昇は見られず，作業員の退避に影響はない。

添付 5.1.2-3

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

1.

「崩壊熱除去機能喪失」の重要事故シーケンスの選定
運転停止中原子炉における燃料損傷防止対策の有効性評価のうち，「崩壊熱除去機能喪失」の重要事故シーケンスは，他のほとんどの重要事故シーケンスの選定と同様に，ＰＲＡから抽出された事故シーケンスグループから，「実用発電用原子炉に係る運転停止中原子炉における燃料損傷防止対策の有効性評価に関する審査ガイド」（以下「 審 査 ガ イ ド 」と い う 。）に 示 さ れ た 着 眼 点 を 考 慮 し て 選 定 し て い る 。
「崩壊熱除去機能喪失」の重要事故シーケンスは，審査ガイドに示された着眼点から，次の事故シーケンスを選定した。
・残留熱除去系の故障（ＲＨＲ喪失）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗2.

重要事故シーケンスに対する燃料損傷防止対策の選定
有効性評価では，設計基準事故対処設備の機能喪失により燃料損
傷に至る重要事故シーケンスに対し，重大事故等対処設備を用いた
燃料損傷防止対策の有効性を確認する。この観点では，本事故シー
ケンスにおいて全ての崩壊熱除去機能及び注水機能の喪失を想定し，重大事故等対処設備を用いた燃料損傷防止対策の有効性を確認することも考えられるが，この場合，事故シーケンスグループ「全交流
動力電源喪失」において選定した重要事故シーケンスと同じ対策の有効性を確認することとなる。
こ の た め ，「 崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失 」の 重 要 事 故 シ ー ケ ン ス に 対 す る

有効性評価では，審査ガイドの主要解析条件及び対策例を参照し，
添付 5.1.3-1

待 機 中 の 残 留 熱 除 去 系（ 原 子 炉 停 止 時 冷 却 系 ）及 び 残 留 熱 除 去 系（ 低圧注水系）によって崩壊熱除去機能及び注水機能を確保し，燃料損傷防止が可能であることを確認している。

3.

プラント状態の選定
有効性評価の対象とする重要事故シーケンスについては，重要事
故シーケンスの選定プロセスで選定しているが，プラント状態（以下 「 Ｐ Ｏ Ｓ 」と い う 。）に つ い て は ， 有 効 性 評 価 の 評 価 条 件 を 設 定 する際に選定している。
「崩壊熱除去機能喪失」の事故シーケンスグループにおいては，代替の崩壊熱除去機能及び注水機能を用いて燃料損傷の防止及び放射線の遮蔽に必要な水位を維持することとなる。このため，ＰＯＳを選定する上では，事象発生から燃料損傷及び遮蔽維持水位到達までの時間余裕が短い，すなわち崩壊熱が高く，保有水量が少ないプ
ラント状態を選定することが適切であると考えられる。崩壊熱が最も高いＰＯＳはＰＯＳ−Ｓであり，次にＰＯＳ−Ａ，その次がＰＯ
Ｓ−Ｂという順となる。また，保有水量の観点では原子炉水位が通常運転水位付近の可能性があるＰＯＳ−Ｓ，ＰＯＳ−Ａ，ＰＯＳ−
Ｃ及びＰＯＳ−Ｄが厳しい。
次に，崩壊熱除去機能又は注水機能を持つ設備の，事故時における使用可否について考えると，ＰＯＳ−Ｓ及びＰＯＳ−Ｄ，すなわ
ち原子炉停止直後及び起動準備状態においては，給水系を除く緩和設備が原子炉運転中と同様に待機状態又は早期復旧により使用可能な 状 態 で あ る ※ 。そ の た め ，緩 和 設 備 に つ い て は Ｐ Ｏ Ｓ − Ｓ 及 び Ｐ Ｏ
Ｓ−Ｄ以外のＰＯＳである，ＰＯＳ−Ａ〜ＰＯＳ−Ｃが厳しい条件
添付 5.1.3-2となる。
なお，原子炉圧力容器未開放時は原子炉圧力の上昇が考えられるが，急激に原子炉圧力が上昇するような事象ではなく，原子炉圧力が上昇しても逃がし安全弁（自動減圧機能）により原子炉を減圧できるため，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水は有効としている。
このため，本評価では，ＰＯＳ−Ｓの次に崩壊熱が高く，原子炉
圧力容器内の保有水量が少ないことに加え，使用可能な緩和設備が原子炉運転中と同等であるＰＯＳ−Ｓ，ＰＯＳ−Ｄ以外のＰＯＳとして，ＰＯＳ−Ａを選定している。なお，ＰＯＳ−Ａは「ＰＣＶ／ＲＰＶ開放への移行状態」と定義される状態であり，原子炉圧力容器未開放状態から原子炉ウェル水張り完了までの期間であるが，本評価では，原子炉圧力容器内の保有水量が少なく，遮蔽維持水位到達までの時間余裕の観点から厳しい，原子炉圧力容器未開放状態を評価条件とした。
停止時レベル１ＰＲＡにおけるＰＯＳの分類及び定期検査工程の概 要 を 第 1図 に 示 す 。ま た ，Ｐ Ｏ Ｓ の 選 定 方 法 及 び 原 子 炉 圧 力 容 器 の
未 開 放 ／ 開 放 状 態 を 第 1表 に 示 す 。
※

一 例 と し て 後 述 す る 「 添 付 資 料 5.1 .7

6 .原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 に よ る 注

水について」に示すとおり，ＰＯＳ−Ｓ及びＰＯＳ−Ｄにおいては原子炉圧力容器が閉鎖状態であるため，原子炉圧力が上昇した後は原子炉隔離時冷却系による注水も使用可能となる。

4.

他の燃料損傷防止対策を想定した場合の影響
本評価では，待機中の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉
添付 5.1.3-3

注水の有効性を確認しているが，別の燃料損傷防止対策として，常設 低 圧 代 替 注 水 系 ポ ン プ を 用 い た 低 圧 代 替 注 水 系（ 常 設 ），及 び 待 機
中のＥＣＣＳによる原子炉注水が考えられる。ただし，常設低圧代
替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）については「全交流動力電源喪失」で選定される重要事故シーケンスにおいて，本評
価と同じＰＯＳ−Ａでの有効性を確認している。また，待機中のＥ
ＣＣＳについては，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注
水系（常設）に比べて注水流量が多いことから，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の有効性評価に包絡される。

添付 5.1.3-4

添付5.1.3-5
第1図

停止時レベル 1ＰＲＡにおけるＰＯＳの分類及び施設定期検査工程

第1表
プラント状態（ＰＯＳ）

各プラント状態における評価項目に対する影響（崩壊熱除去機能喪失及び全交流動力電源喪失）
包絡事象

重大事故等対処設備等

S

原子炉冷温停止への移行状態「崩壊熱除去機能喪失（ＰＯＳ−Ａ）」及び「全交流動力電源喪失（ＰＯＳ−Ａ）」を想定した有効性評価の条件に包絡・残留熱除去系−Ａ，Ｂ，Ｃ・高圧炉心スプレイ系
・低圧炉心スプレイ系
・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）・可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）A

ＰＣＶ／ＲＰＶ開放への移行状態−

・残留熱除去系−Ａ，Ｂ
・高圧炉心スプレイ系
・低圧炉心スプレイ系
・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）・可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）

燃料有効長頂部の冠水
ＰＯＳ−Ａに比べて崩壊熱が高いため，燃料有効長頂部が露出するまでの時間余裕（約4.2時間）は短いが，有効性評価で考慮している操作
開始時間（約2時間）で燃料損傷を防止できることから，ＰＯＳ−Ａを想定した有効性評価の条件に包絡される。

有効性評価において評価項目を満足することを確認している。

「全交流動力電源喪失（ＰＯＳ−Ａ）」及び「使用済燃料プール 想定事故１」を想定した有効性評価の条件に包絡B2

未臨界の確保添付5.1.3-6

未開放

ＰＯＳ−Ａに同じ。

未開放

有効性評価において評価項目を満足することを確認している。
原子炉圧力容器が未開放であり，原子炉圧力容器蓋，蒸気乾燥器
及び気水分離器の遮蔽にも期待できることから，必要な遮蔽は確保される。
（添付資料5.1.7）

有効性評価において評価項目を満足することを確認している。
制御棒引き抜きに関わる試験は「反応度の誤投入」に包絡。

・残留熱除去系−Ｂ
・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）・可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）・常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替燃料プール注水系
・可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替燃料プール注水系

開放

原子炉ウェル満水時は保有水量が多いため，遮蔽が維持される水位到達前に注水が可能である。
また，使用済燃料プールにおける放射線の遮蔽確保については「使用済燃料プール 想定事故１」に包絡される。

ＰＯＳ−Ａに同じ。
燃料の取出・装荷に関わる作業
は「反応度の誤投入」に包絡。

原子炉圧力容器が未開放であり，原子炉圧力容器蓋，蒸気乾燥器
及び気水分離器の遮蔽にも期待できることから，必要な遮蔽は確保される。
（添付資料5.1.7）

ＰＯＳ−Ａに同じ。

ＰＯＳ−Ａに比べて崩壊熱が低く，保有水量が多いことから，燃料有
効長頂部が露出するまでの余裕時間は長くなる。
崩壊熱除去機能喪失の発生により残留熱除去系の喪失となるが，低圧
代替注水系（常設）及び低圧代替注水系（可搬型）による原子炉への注水に加え，プールゲート開放時は代替燃料プール注水系（常設）及び代替燃料プール注水系（可搬型）による使用済燃料プールへの注水により，燃料有効長頂部の冠水は維持できる。

・残留熱除去系−Ｂ
・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）・可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）・常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替燃料プール注水系
・可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替燃料プール注水系

B3「崩壊熱除去機能喪失（ＰＯＳ−Ａ）」「全交流動力電源喪失（ＰＯＳ−Ａ）」及び「使用済燃料プール 想定事故１」を想定した有効性評価の条件に包絡・残留熱除去系−Ａ，Ｂ
・高圧炉心スプレイ系
・低圧炉心スプレイ系
・常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）・可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）・常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替燃料プール注水系
・可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替燃料プール注水系

ＰＯＳ−Ａに比べて崩壊熱が低く，保有水量が多いことから，燃料有
効長頂部が露出するまでの時間余裕は長くなるため，ＰＯＳ−Ａを想定した有効性評価に包絡される。
また，高圧炉心スプレイ系等による原子炉注水に加え，プールゲート
開放時は代替燃料プール注水系（常設）及び代替燃料プール注水系（可搬型）による使用済燃料プールへの注水により，燃料有効長頂部の冠水は維持できる。

B5「全交流動力電源喪失（ＰＯＳ−Ａ）」及び「使用済燃料プール 想定事故１」を想定した有効性評価の条件に包絡・残留熱除去系−Ａ・高圧炉心スプレイ系
・低圧炉心スプレイ系
・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）・可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）・常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替燃料プール注水系
・可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替燃料プール注水系

ＰＯＳ−Ａに比べて崩壊熱が低く，保有水量が多いことから，燃料有
効長頂部が露出するまでの時間余裕は長くなる。
崩壊熱除去機能喪失の発生により残留熱除去系の喪失となるが，高圧炉心スプレイ系等よる原子炉への注水に加え，プールゲート開放時は代替燃料プール注水系（常設）及び代替燃料プール注水系（可搬型）による使用済燃料プールへの注水により，燃料有効長頂部の冠水は維
持できる。

B6

「崩壊熱除去機能喪失（ＰＯＳ−Ａ）」，「全交流動力電源喪失（ＰＯＳ−Ａ）」，及び「使用済燃料プール 想定事故１」を想定した有効性評価の条件に包絡・残留熱除去系−Ａ，Ｂ，Ｃ・高圧炉心スプレイ系
・低圧炉心スプレイ系
・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）・可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）・常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替燃料プール注水系
・可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替燃料プール注水系

ＰＯＳ−Ａに比べて崩壊熱が低く，保有水量が多いことから，燃料有
効長頂部が露出するまでの時間余裕は長くなるため，ＰＯＳ−Ａを想定した有効性評価に包絡される。
また，高圧炉心スプレイ系等による原子炉注水に加え，プールゲート
開放時は代替燃料プール注水系（常設）及び代替燃料プール注水系（可搬型）による使用済燃料プールへの注水により，燃料有効長頂部の冠水は維持できる。

C1「崩壊熱除去機能喪失（ＰＯＳ−Ａ）」及び「全交流動力電源喪失（ＰＯＳ−Ａ）」を想定した有効性評価の条件に包絡・残留熱除去系−Ａ，Ｂ，Ｃ・高圧炉心スプレイ系
・低圧炉心スプレイ系
・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）・可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）

ＰＯＳ−Ａに比べて崩壊熱が低く，燃料有効長頂部が露出するまでの時間余裕は長くなるため，ＰＯＳ−Ａを想定した有効性評価に包絡される。

「全交流動力電源喪失（ＰＯＳ−Ａ）」を想定した有効性評価の条件に包絡・残留熱除去系−Ｂ，Ｃ・高圧炉心スプレイ系
・低圧炉心スプレイ系
・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）・可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）

ＰＯＳ−Ａに比べて崩壊熱が低く，燃料有効長頂部が露出するまでの時間余裕は長くなる。
また，崩壊熱除去機能喪失の発生により残留熱除去系の喪失となるが，ＰＯＳ−Ａを想定した「全交流動力電源喪失」の有効性評価に包絡される。

「崩壊熱除去機能喪失（ＰＯＳ−Ａ）」及び「全交流動力電源喪失（ＰＯＳ−Ａ）」を想定した有効性評価の条件に包絡・残留熱除去系−Ａ，Ｂ，Ｃ・高圧炉心スプレイ系
・低圧炉心スプレイ系
・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）・可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）

ＰＯＳ−Ａに比べて崩壊熱が低く，燃料有効長頂部が露出するまでの時間余裕は長くなるため，ＰＯＳ−Ａを想定した有効性評価に包絡される。

原子炉ウェル満水状態

未開放

ＰＣＶ／ＲＰＶ閉鎖への移行状態

C2

D

放射線の遮蔽が維持できる水位の確保

原子炉圧力容器が未開放であり，原子炉圧力容器蓋，蒸気乾燥器
及び気水分離器の遮蔽にも期待できることから，必要な遮蔽は確保される。
（添付資料5.1.7）

・残留熱除去系−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）・可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）・常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替燃料プール注水系
・可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替燃料プール注水系

B1

B4

運転停止中の評価項目
原子炉圧力容器蓋の開閉状態

起動準備状態※ 重大事故等対処設備等のうち下線が引いてあるものは，津波襲来時にも使用可能な設備

未開放添付資料 5.1.4

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

運転停止中の崩壊熱除去機能喪失及び全交流動力電源喪失により，基準水位到達までの時間余裕と必要な注水量について，以下の式を用いて計算を行った。なお，事象を厳しく評価するため，発生する崩壊熱は全て原子炉水温の上昇及び蒸発に寄与するものとし，原子炉圧力容器や水面からの放熱は考慮しない。

(1)

100℃に至るまでの時間
100℃に至るまでの時間は次の式で求める。
ｔ １ ＝（ｈ １００ −ｈ ５２ ）×Ｖ ｃ ×ρ ５２ ／（Ｑ×3,600）＝約 1.1h

ｔ１

：100℃に至るまでの時間（h）

ｈ １００ ：100℃の飽和水の比エンタルピ（kJ／kg）＝419.10

(2)

ｈ ５２

：52℃の飽和水の比エンタルピ（kJ／kg）＝217.70

Ｖｃ：通常運転水位時の原子炉保有水の体積（m ３ ）＝382

ρ ５２：52℃の水密度（kg／m ３ ）＝987

Ｑ：崩壊熱（MW）＝18.8

基準水位（燃料有効長頂部）又は放射線の遮蔽が維持される目安の水位に至るまでの時間
崩壊熱（蒸発）によって基準水位に至るまでの時間は次の式で求める。
ｔ＝ｔ １ ＋ｔ ２ ＝約 6.3h
ｔ ２ ＝（ｈ ｓ −ｈ １００ ）×Ｖ ｕ ×ρ ５２ ／（Ｑ×3,600）＝約 5.2h

添付 5.1.4-1

ｔ ：基準水位に至るまでの時間（h）
ｔ ２ ：100℃到達から基準水位に至るまでの時間（h）
ｈ ｓ ：飽和蒸気の比エンタルピ（kJ／kg）＝2,675.57
Ｖ ｕ ：基準水位までの水の体積（m ３ ）＝156

崩壊熱（蒸発）によって放射線の遮蔽が維持される水位に至るまでの時間は次の式で求める。
ｔ＝ｔ １ ＋ｔ ３ ＝約 4.5h
ｔ ３ ＝（ｈ ｓ −ｈ １００ ）×Ｖ ｕ ×ρ ５２ ／（Ｑ×3,600）＝約 3.4hｔ ：放射線の遮蔽が維持される水位に至るまでの時間（h）
ｔ ３ ：100℃到達から放射線の遮蔽が維持される水位に至るまでの時間（h）
Ｖ ｕ ：放射線の遮蔽が維持される水位までの水の体積（m ３ ）＝104(3)

崩壊熱による蒸発量
崩壊熱によって蒸発する冷却材の量は次の式で求める。
Ｖ ｈ ＝（Ｑ×3,600）／（（ｈ ｓ −ｈ １００ ）×ρ １００ ）＝約 32m／h３Ｖｈ：蒸発量（m ３ ／h）

ρ １００ ：100℃の水密度（kg／m ３ ）＝958(4)

必要な注水量崩壊熱によって蒸発する冷却材を補うために必要な注水量は次の式で求める。
ｆ＝（Ｑ×3,600）／（（ｈ ｓ −ｈ ｆ ）×ρ ｆ ）ｆ ：必要な注水量（m ３ ／h）

添付 5.1.4-2ρ ｆ ：注水（飽和水）の密度（kg／m ３ ）ｈ ｆ ：注水（飽和水）の比エンタルピ（kJ／kg）

水源がサプレッション・チェンバ（水温：32℃）の場合及び代替淡水貯槽（水温 35℃）の飽和水の密度，飽和水の比エンタルピ及び必要注水量の評価
結果は次のとおりである。
サプレッション・

代替淡水

チェンバ

貯槽

995

994

飽和水の比エンタルピ（ｈ ｆ ）（kJ／kg）

134.11

146.64

必要注水流量（ｆ）（m３ ／h）

約 26.7

約 26.9水源
パラメータ
飽和水の密度（ρ ｆ ）（kg／m ３ ）添付 5.1.4-3

添付資料 5.1.5
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の設定の考え方

1.

本評価における崩壊熱の設定
運転停止中の原子炉における燃料損傷防止対策の有効性評価のうち ，「 崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失 」及 び「 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 」の 重 要 事 故
シ ー ケ ン ス に 対 す る 有 効 性 評 価 で は ， 原 子 炉 停 止 か ら 1日 後 ※ の 崩 壊熱を用いて原子炉水温の上昇及び蒸発による原子炉水位の低下を評価している。
一般に，定期検査期間が数十日であることを考慮すると，原子炉
停 止 か ら 1日（ 24時 間 ）後 の 崩 壊 熱 を 用 い る こ と は 保 守 的 な 設 定 で あると考えられるが，仮に原子炉停止からの時間がより短い時点での崩壊熱を用いれば，より厳しい評価条件となる。
※

原 子 炉 停 止 か ら 1 日（ 24 時 間 ）後 と は ，発 電 機 解 列 か ら の 時 間 を 示 し ている。通常停止操作において原子炉の出力は発電機解列以前から徐々に低下させるが，崩壊熱評価は原子炉スクラムのような瞬時に出力を低下させる保守的な計算条件となっている。

2.

より厳しい崩壊熱を設定した場合の時間余裕への影響
仮 に ，原 子 炉 水 温 が 100℃ か つ 原 子 炉 停 止 か ら 12時 間 後 の 崩 壊 熱 を評価条件とした場合，燃料有効長頂部まで原子炉水位が低下するまで の 時 間 余 裕 は 約 4.2時 間 と な り ，Ｐ Ｏ Ｓ − Ａ に 比 べ て 時 間 余 裕 が 約
2 時 間 短 く な る が ，「 崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失 」 に お け る 原 子 炉 注 水 開 始は 事 象 発 生 か ら 2時 間 後 ，「 全 交 流 動 力 電 源 喪 失 」 に お け る 原 子 炉 注
水 開 始 は 事 象 発 生 か ら 25分 後 で あ る た め ， 燃 料 有 効 長 頂 部 の 冠 水 は
添付 5.1.5-1

維持される。
ま た ， 遮 蔽 維 持 水 位 到 達 ま で の 時 間 余 裕 は ， 約 2.8時 間 と な り ， Ｐ
Ｏ Ｓ − Ａ に 比 べ て 時 間 余 裕 が 約 1.7時 間 短 く な る も の の ，放 射 線 の 遮
蔽に必要な水位は維持される。
（ 添 付 資 料 5.1.7）
このように，より厳しい崩壊熱を設定した場合においても，燃料有効長頂部の冠水は維持され，放射線の遮蔽に必要な水位は維持されることを確認した。

添付 5.1.5-2

添付資料 5.1.6
安定停止状態について（運転停止中

崩壊熱除去機能喪失）

運転停止中の崩壊熱除去機能喪失時の安定停止状態については以下のとおり。
原子炉安定停止状態：事象発生後，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備を用いた炉心冷却により，炉心冠水が維持でき，また，冷却のための設備
が そ の 後 も 機 能 維 持 で き る と 判 断 さ れ ，か つ ，必要な要員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合，
安定停止状態が確立されたものとする。
【安定停止状態の確立について】
原子炉安定停止状態の確立について
崩壊熱除去機能喪失により原子炉水温が上昇し，沸騰開始による原子炉水位の低下が始まるが，待機していた残留熱除去系（低圧注水系）による注水により原子炉水位は回復し，炉心の冷却が維持される。
その後，残留熱除去系（低圧注水系）を残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）に切り替え，原子炉除熱を開始することで冷温停止状態に移行し，原子炉安定停止状態が確立される。
重大事故等対策時に必要な要員は確保可能であり，また，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
【安定停止状態の維持について】
上記の燃料損傷防止対策により安定停止状態を維持できる。
また，残留熱除去系の機能を維持し，原子炉除熱を行うことにより，安定停止状態後の状態維持が可能である。
（ 添 付 資 料 2.1.1 別 紙 1 参 照 ）添付 5.1.6-1

添付資料 5.1.7
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時における放射線の遮蔽維持について

運転停止中の崩壊熱除去機能喪失及び全交流動力電源喪失における放射線の遮蔽維持について評価を行い，放射線の遮蔽維持（目安と考える
10mSv／ h ※ ） に 必 要 な 水 位 が 維 持 さ れ る こ と を 確 認 し た 。 そ の 結 果 を 以下に示す。
※

本事故シーケンスグループにおける必要な遮蔽の目安とした線量率は，原子 炉 建 屋 原 子 炉 棟 6 階 で の 操 作 時 間 か ら 10mSv／ h と 設 定 し た 。原 子 炉 建 屋
原子炉棟 6 階での操作は，使用済燃料プールの同時被災時における重大事
故等対応要員による使用済燃料プールスプレイの準備操作（可搬型スプレ
イノズルの設置及びホース敷設等）を想定しており，原子炉建屋原子炉棟
6 階 を 含 め ， 原 子 炉 建 屋 内 に 滞 在 す る 時 間 は 2.2 時 間 以 内 で あ る 。 そ の た
め ， 重 大 事 故 等 対 応 要 員 の 被 ば く 量 は 最 大 で も 22mSv で あ り ， 緊 急 作 業 時に お け る 被 ば く 限 度 の 100mSv に 対 し て 余 裕 が あ る 。
また，作業員等が事象発生時に原子炉建屋原子炉棟 6 階に滞在していた場
合でも，事象発生後速やかに管理区域外へ退避するため，原子炉建屋原子炉棟 6 階での被ばく量は限定的である。
な お ，必 要 な 遮 蔽 の 目 安 と し た 線 量 率 10mSv／ h は ，東 海 第 二 発 電 所 の 施 設
定期検査作業時での原子炉建屋原子炉棟 6 階における線量率の実績値（約3.5mSv／ h） よ り も 高 い 線 量 率 で あ る 。

また，放射線の遮蔽を検討する際，原子炉圧力容器開放作業の流れ，
原子炉圧力容器等構造物，原子炉水位が重要となるため，それらを考慮した評価とした。

1.

原子炉圧力容器開放作業の流れ

添付 5.1.7-1

○原子炉圧力容器開放作業の流れ①原子炉圧力容器開放作業の開始前，コンクリートハッチ取外し，格納 容 器 蓋 取 外 し （ 第 1 図 中 の 1， 2・ 3， 4）
原子炉を停止後，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）で除熱可
能な圧力に減圧されるまでは，原子炉は主蒸気系を介して復水器によって除熱される。残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による除熱開始後，復水器による除熱を停止する。
これらの原子炉の冷温停止状態に向けた操作と並行して，コンク
リートハッチ及び格納容器蓋の取外し作業を実施する。

② 原 子 炉 圧 力 容 器 蓋 取 外 し （ 第 1 図 中 の 5）原子炉が冷温停止状態になった後，原子炉の水位を徐々に上昇させ ，原 子 炉 圧 力 容 器 保 温 材 及 び 原 子 炉 圧 力 容 器 蓋 の 取 外 し を 行 う（ 原子 炉 圧 力 容 器 開 放 時 の 水 位 は フ ラ ン ジ 約 0.5m 下 ）。

③ 蒸 気 乾 燥 器 取 外 し （ 第 1 図 中 の 6）水位を上昇させながら，蒸気乾燥器をドライヤー気水分離器貯蔵
プ ー ル へ と 移 動 す る （ 蒸 気 乾 燥 器 は 気 中 移 動 ）。

④ 気 水 分 離 器 取 外 し （ 第 1 図 中 の 7）
気水分離器をドライヤー気水分離器貯蔵プールへと移動する（気水 分 離 器 は 水 中 移 動 ）。

なお，原子炉起動に向けて実施する原子炉圧力容器閉鎖作業は原子炉圧力容器開放作業と逆の流れで作業を実施する。この状況においては，原子炉圧力容器開放作業時に比べ，原子炉停止後の冷却時間が長添付 5.1.7-2

く燃料の崩壊熱及び線源強度が小さくなる。そのため，放射線の遮蔽維持における影響は原子炉圧力容器開放作業時に包絡される。
（ 添 付 資 料 5.1.3）＜参考＞原子炉開放の流れ※

原子炉圧力容器蓋の取外し作業に向けて
フランジ部付近まで原子炉水位を上昇

第 1図※

原子炉圧力容器開放作業の流れ

http://www.tepco.co.jp/nu/f2-np/handouts/j140528a-j.pdf
東海第二発電所では蒸気乾燥器の取外しが気中移動

添付 5.1.7-3

2.

格納容器等構造物
評価点（燃料取替機床上（後述するコンクリートハッチを取り外した状態，格納容器蓋を取り外した状態の現場操作を想定））

×

コンクリートハッチ
m のコンクリート）（厚さ約

格納容器上鏡（厚さ mm の炭素鋼）
原子炉圧力容器蓋
mm の低合金鋼）
（厚さ

蒸気乾燥器
原子炉圧力容器フランジ

約 2 0 . 0m

通常運転水位

気水分離器
約 9 . 8m
約 5 . 2m
上部格子板

燃料

第 2図

3.

原子炉圧力容器等構造物の概要

各状態における遮蔽維持について
原子炉圧力容器開放作業時の各状態における現場の放射線遮蔽について以下に示す。
① -1

原 子 炉 圧 力 容 器 開 放 作 業 開 始 前 （ 第 1 図 中 の 1）

原子炉運転中や原子炉停止直後等は図に示すように原子炉圧力容器
蓋 が 未 開 放 状 態 で あ り ，蒸 気 乾 燥 器 ，気 水 分 離 器 等 も 炉 内 に 存 在 す る 。
炉心燃料等の線源からの放射線の多くはこれらに遮られ，原子炉建屋

添付 5.1.7-4

上階での線量率は十分小さくなる。また，この状態はコンクリートハ
ッ チ ，格 納 容 器 蓋 が 未 開 放 状 態 で あ り ，後 述 す る ① -2 の 状 態 に 包 含 される。
以上より，この状態における放射線の遮蔽の評価は不要である。
※

一 例 と し て Ｃ ｏ − 60 を 線 源 と し た 時 の 10cm の 鉄 の 実 効 線 量 透 過 率 は 約
8.2E-02， 155cm の コ ン ク リ ー ト の 実 効 線 量 透 過 率 は 約 4.1E-07 で あ る 。
（参考

放 射 線 施 設 の し ゃ へ い 計 算 実 務 マ ニ ュ ア ル 2000 公 益 財 団 法 人

原子力安全技術センター）① -2

コ ン ク リ ー ト ハ ッ チ 取 外 し 及 び 格 納 容 器 蓋 取 外 し（ 第 1 図 中 の 2・3， 4）

コンクリートハッチ，格納容器蓋の開放後は，これらの遮蔽効果には期待できなくなり，期待できる遮蔽効果は，原子炉圧力容器蓋，蒸気乾燥器，気水分離器となる。この状態における通常運転水位時が①-1 及 び 後 述 す る ② ，③ を 包 含 す る 最 も 厳 し い 状 態 で あ る た め ，こ の 状
態を線量率の評価対象とする。

② 原 子 炉 圧 力 容 器 蓋 取 外 し （ 第 1 図 中 の 5）
原 子 炉 圧 力 容 器 蓋 開 放 時 は フ ラ ン ジ 約 0.5m 下 ま で 原 子 炉 水 位 を 上昇させた後，原子炉圧力容器蓋開放作業を実施する。この際，原子炉水位の上昇により炉心燃料や上部格子板からの放射線の影響は非常に小さくなる。また，保有水量が多くなるため，沸騰開始までの時間余
裕 は ① -2 に 比 べ て 長 く な る （ 約 1.4 時 間 程 度 ）。 こ の た め ， こ の 状 態に お け る 放 射 線 の 遮 蔽 の 評 価 は ， 上 記 の ① -2 の 評 価 に 包 絡 さ れ る 。
なお，原子炉圧力容器蓋の取外し中に全交流動力電源喪失等の事故が発生した場合でも，原子炉圧力容器蓋を完全に移動させていなけれ

添付 5.1.7-5ば，原子炉圧力容器蓋による放射線の遮蔽に期待できる。
また，原子炉圧力容器開放時において全交流動力電源喪失の発生を仮定した場合も，原子炉水位をフランジより更に上昇させている可能性があること，炉心燃料及び上部格子板からの放射線影響は後述する
原子炉容器蓋開放時における原子炉水位と線量率の関係（添付資料
5.3.1） に 包 絡 で き る 。
なお，蒸気乾燥器及び気水分離器からの放射線影響については，線源強度が大きくないこと，原子炉水位の低下により露出する蒸気乾燥器は通常作業でも気中移動させる設備であることから，これらの設備からの放射線影響はほとんどない。
以上より，この状態における放射線の遮蔽の評価は不要である。

③ 蒸 気 乾 燥 器 取 外 し （ 第 1 図 中 の 6） 及 び ④ 気 水 分 離 器 取 外 し （ 第 1 図
中 の 7）
蒸気乾燥器の取出しに合わせ，原子炉水位を上昇させていく状態であり，②の状態から更に保有水量が多くなるため，沸騰開始までの時
間余裕は②に比べて更に長くなる。このため，この状態における放射線 の 遮 蔽 の 評 価 は ， 上 記 の ① -2 の 評 価 に 包 絡 さ れ る 。
以上より，この状態における放射線の遮蔽の評価は不要である。

4.

放射線の遮蔽維持に必要な水位
放 射 線 の 遮 蔽 維 持 に 必 要 な 水 位（ 目 安 と 考 え る 10mSv／ h）は ，3.での検討を踏まえ，「 ① -2

コ ン ク リ ー ト ハ ッ チ 取 外 し ，格 納 容 器 蓋 取 外

し （ 第 1 図 中 の 2・ 3， 4）」 の 状 態 を 想 定 し て 評 価 を 行 っ た 。
線 量 率 の 算 出 は ，「 添 付 資 料 4.1.2「 水 遮 蔽 厚 に 対 す る 貯 蔵 中 の 使 用済燃料からの線量率」の算出について」と同様にＱＡＤ−ＣＧＧＰ２

添付 5.1.7-6

Ｒ コ ー ド（ Ver1.04）を 用 い て 計 算 し ，評 価 に 用 い た 条 件 は 以 下 に 示 すものを用いた。
評価点は燃料取替機床上とした。
※

運転停止中の崩壊熱除去機能喪失時及び全交流動力電源喪失時の事故対応で原子炉建屋最上階等の現場作業は不要であるため，線源に近い燃料取替機床上を代表としている。

(1)

炉心燃料・炉内構造物の評価モデルと線源強度
放射線源として燃料，上部格子坂，シュラウドヘッド及び蒸気乾燥器をモデル化した。
ａ．炉心燃料計算条件を以下に示す。
○線源形状：燃料集合体の全てに燃料がある状態○ 燃 料 有 効 長 ： 3.7m
○ γ 線 エ ネ ル ギ：計 算 に 使 用 す る γ 線 は ，エ ネ ル ギ 5 群 と す る 。
○線源材質：燃料及び水（密度g／ cm ３ ）○線源強度：文献値※１に記載のエネルギー当たりの線源強度を
基 に ，９ ×９ 燃 料（ Ａ 型 ）の 体 積 当 た り の 線 源 強 度 を 式 ① で 算
出した。
･･･①

このときの線源条件は以下となる。なお，使用している文献
値 は ，燃 料 照 射 期 間 10 ６ 時 間（ 約 114 年 ）と ，東 海 第 二 発 電 所の実績を包絡した条件で評価されており，東海第二発電所に関する本評価においても適用可能である。
・ 燃 料 照 射 期 間 ： 10 ６ 時 間

添付 5.1.7-7

・運 転 停 止 後 の 期 間 ：停 止 12 時 間 ※ ２ （ 原 子 炉 未 開 放 状 態 で の実績を考慮して設定した値）・燃 料 集 合 体 当 た り の 熱 出 力：4.31MW／ 体（ ９ ×９ 燃 料（ Ａ 型 ））・ 燃 料 集 合 体 体 積 ： 約 7.2E+04cm ３ （ ９ ×９ 燃 料 （ Ａ 型 ））※1

Blizard E.P. and Abbott L.S.,ed.,Vol.Ⅲ Part B,SHIELDINGREACTOR HANDBOOK.2nd ed.

, INTERSCIENCE PUBLISHERS,New

York,London,1962※2

原子炉運転停止後の期間は発電機解列からの時間を示している。
通常停止操作において原子炉の出力は発電機解列以前から徐々に低下させるが，線源強度評価は崩壊熱評価と同様にスクラムのよ
うな瞬時に出力を低下させる保守的な計算条件となっている。

○計算モデル：円柱線源
線 量 率 計 算 モ デ ル を 第 3 図 に 示 す 。ま た ，式 ① で 算 出 し た 体
積当たりの線源強度を第 1 表に示す。

添付 5.1.7-8

EL 約 49 .4

約 20.0− Ｔ

Vo id

原子炉圧力容器
鉄（ 密 度 7 .8g ／ c m ３ ）EL 約 42 .4

Vo id
蒸気乾燥器
鉄（ 密 度 7.8 g ／ c m ３ ）水（ 密 度 0 .9 58 g／ cm ３ ）
パラメータ
（Ｔ）

EL 約 35 .7
EL 約 34 .6 (N W L)

シュラウドヘッド鉄（ 密 度 7.8 g／ c m ３ ）EL 約 30 .6

約 3.7

EL 約 29 .5線 源 （ 円 柱 ） φ 約 4 .6m ×約 3. 7m
燃料（密度g／ cm３ ）EL 約 25 .8
φ 約 4 .6

単位：m
×： 評 価 点 （ 燃 料 取 替 機 床 上 ）第 3図

燃料の線量率計算モデル

添付 5.1.7-9

第 1表

燃料の線源強度

エネルギ

線源強度

（ MeV）（ cm − ３ ・ s − １ ）1.0

9.6E+112.0

1.6E+11

3.0

4.6E+09

4.0

7.2E+075.0

1.9E+07ｂ．上部格子板
計算条件を以下に示す。
○線源形状：円柱線源としてモデル化○ 線 源 の 高 さ ： 約 0.37m○ γ 線 エ ネ ル ギ ： 計 算 に 使 用 す る γ 線 は ， 主 要 核 種 Ｃ ｏ − 60を
想 定 し て 1.5MeVと す る 。
○ 線 源 材 質 ： 水 と 同 等 （ 密 度 0.958g／ cm ３ ※ ）※52℃ か ら 100℃ ま で の 飽 和 水 の 密 度 の う ち ，最 小 と な る 100℃ の値を採用○線源強度：機器表面の実測値（／ cm ３ と 算 出 し た 。
線量計算モデルを第 4 図に示す。

添付 5.1.7-10

Sv／ h） よ り 7.3E+09Bq

EL 約 49 .4

約 19.5− Ｔ

Vo id

原子炉圧力容器
鉄（ 密 度 7 .8g ／ c m ３ ）EL 約 42 .4

Vo id
蒸気乾燥器
鉄（ 密 度 7.8 g ／ c m ３ ）水（ 密 度 0 .95 8g ／ c m ３ ）
パラメータ
（Ｔ）

シュラウドヘッド鉄（ 密 度 7.8 g／ c m ３ ）EL 約 35 .7
EL 約 34 .6( NW L)
EL 約 30 .6

約 0.4

EL 約 29 .9線 源 （ 円 柱 ） φ 約 5 .2m ×約 0. 4m
上 部 格 子 板 （ 密 度 0 .95 8 g／ cm ３ ）EL 約 29 .5
φ 約 5 .2

単位：m
×： 評 価 点 （ 燃 料 取 替 機 床 上 ）

第 4図

上部格子板の線量率計算モデル

添付 5.1.7-11

ｃ．シュラウドヘッド
計算条件を以下に示す。
○線源形状：円柱線源としてモデル化○ 線 源 の 高 さ ： 約 5.2m ※ １○ γ 線 エ ネ ル ギ ： 計 算 に 使 用 す る γ 線 は ， 主 要 核 種 Ｃ ｏ − 60を
想 定 し て 1.5MeVと す る 。
○ 線 源 材 質 ： 水 と 同 等 （ 密 度 0.958g／ cm ３ ※ ２ ）○線源強度：機器表面の実測値（

Sv／ h） ※ １ よ り 6.7E+05Bq／ cm ３ と 算 出 し た 。
線量計算モデルを第 5 図に示す。
※1

シュラウドヘッドの線量率の計算モデルでは，気水分離器を線源に含めたモデルとしており，機器表面の実測値についても気水分離器からの寄与を含んでいる。

※2

52℃ か ら 100℃ ま で の 飽 和 水 の 密 度 の う ち ，最 小 と な る 100℃ の値を採用

添付 5.1.7-12

EL 約 49 .4

約 13.7− Ｔ

Vo id

原子炉圧力容器
鉄（ 密 度 7 .8 g／ c m ３ ）EL 約 42 .4

Vo id

蒸気乾燥器
鉄 （ 密 度 7.8 g ／ cm ３ ）
パラメータ
（Ｔ）

EL 約 35 .7
EL 約 34 .6( NW L)

約 5.2

水
（密度 0.958g／cm３ ）線 源 （ 円 柱 ） φ 約 5 .6m ×約 5. 2m
シ ュ ラ ウ ド ヘ ッ ド （ 密 度 0. 95 8 g／ cm ３ ）EL 約 30 .6
φ 5. 6

単位：m
×： 評 価 点 （ 燃 料 取 替 機 床 上 ）第 5図シュラウドヘッドの線量率計算モデル

添付 5.1.7-13

ｄ．蒸気乾燥器
計算条件を以下に示す。
○線源形状：円柱線源としてモデル化○ 線 源 の 高 さ ： 約 5.5m
○ γ 線 エ ネ ル ギ ： 計 算 に 使 用 す る γ 線 は ， 主 要 核 種 Ｃ ｏ − 60を
想 定 し て 1.5MeVと す る 。
○ 線 源 材 質 ： 水 と 同 等 （ 密 度 0.958g／ cm ３ ※ ）※52℃ か ら 100℃ ま で の 飽 和 水 の 密 度 の う ち ， 最 小 と な る 100℃ の値を採用○線源強度：機器表面の実測値（
Bq／ cm ３ と 算 出 し た 。
線量計算モデルを第 6 図に示す。

添付 5.1.7-14

Sv／ h） よ り 2.7E+05

EL 約 49 .4

Vo id

約 10.2− Ｔ

原子炉圧力容器
鉄 （ 密 度 7.8 g ／ cm ３ ）EL 約 42 .4

Vo id

パラメータ
（Ｔ）

約 5.5

EL 約 39 .2

線 源 （ 円 柱 ） φ 約 6 .2m ×約 5. 5m
蒸 気 乾 燥 器 （ 密 度 0 .95 8 g／ cm ３ ）EL 約 34 .6( NW L)

水（密度 0.958g／cm３）

EL 約 33 .7
φ 約 6.2

単位：m
×： 評 価 点 （ 燃 料 取 替 機 床 上 ）第 6図

蒸気乾燥器の線量率計算モデル

添付 5.1.7-15

(2)遮蔽物の評価モデル
原子炉内の冷却材以外に放射線を遮蔽する構造物として，原子炉

圧 力 容 器 蓋 ，蒸 気 乾 燥 器 ，シ ュ ラ ウ ド ヘ ッ ド を モ デ ル 化 し た 。な お ，
蒸気乾燥器及びシュラウドヘッドは構造が複雑であり，放射線の遮蔽物を平均化したモデルとするストリーミング（放射線漏れ）の影
響により非保守的な評価となるため，線源を覆うような構造物のみ遮蔽物として考慮した。
a.

原子炉圧力容器蓋
遮蔽物形状：円柱遮蔽物としてモデル化

遮蔽物の高さ：線源材料※（圧力容器蓋の最薄部厚さ）

：

平板（密度

原子炉圧力容器鋼板

g／ cm ３ ） ※の密度は，同等である

で代表

した

線 量 率 計 算 モ デ ル （ 遮 蔽 ） を 第 3〜 6 図 に 示 す 。

b.

蒸気乾燥器

遮蔽物形状

：円柱遮蔽物としてモデル化

遮蔽物の高さ：線源材料※（フード部の最薄部厚さ）

：

平板（密度

蒸気乾燥器の材質

g／ cm ３ ） ※の 密 度 は ，同 等 で あ る

で代表した線 量 率 計 算 モ デ ル （ 遮 蔽 ） を 第 3〜 5 図 に 示 す 。

c.

シュラウドヘッド
遮蔽物形状：円柱遮蔽物としてモデル化

遮蔽物の高さ：㎜（シュラウドヘッドの厚さ（スワラによる
遮 蔽 も 考 慮 ））添付 5.1.7-16

線源材質
※

：

平板（密度

シュラウドヘッドの材質

g／ cm ３ ） ※の 密 度 は ，同 等 で あ る

で代

表した

線 量 率 計 算 モ デ ル （ 遮 蔽 ） を 第 3， 4 図 に 示 す 。

(3)

現場の線量率の評価結果(1)， (2)の 条 件 を 用 い て 評 価 し た 現 場 の 線 量 率 と 原 子 炉 水 位 の 関 係

を第 7 図に示す。
グ ラ フ よ り 必 要 な 遮 蔽 を 確 保 で き る 水 位 （ 目 安 と 考 え る 10mSv／ h）
は ，「 燃 料 有 効 長 頂 部 の 約 1.7m 上 」 と し た 。

添付 5.1.7-17

1.0E+06

1.0E+05

1.0E+04

1.0E+03線
1.0E+02量

必要 な遮 蔽を 確保 で きる水 位（ 10mSv ／ h）
燃 料 有 効 長 頂 部 の 約 1.7 m 上

率

目 標 線 量 率 （ 10mSv／ h）

1.0E+01（ mSv／ h）

1.0E+00

1.0E-01

1.0E-02

通常運転水位（ 燃 料 有 効 長 頂 部 か ら 約 5. 1m 上 ）1.0E-03

燃 料 有 効 長 頂 部 か ら の 水 位 （ m）

第 7図

原子炉水位と線量率

添付 5.1.7-18

(4)必要な遮蔽を確保できる水位到達までの時間余裕
崩壊熱除去機能喪失及び全交流動力電源喪失から放射線の遮蔽維

持 に 必 要 な 水 位 到 達 ま で の 時 間 を ，「 添 付 資 料 5.1.3」 の 計 算 を 用 いて求めた。
計 算 は 後 述 す る「 添 付 資 料 5.1.8」の 評 価 条 件 の 不 確 か さ を 踏 ま え ，原 子 炉 停 止 か ら 12 時 間 後 と 1 日 後 の 2 ケ ー ス を 実 施 し た 。
算出条件及び算出結果を第 2 表に示す。
その結果，原子炉停止 1 日後における必要な遮蔽を確保できる水
位到達までの時間余裕は，崩壊熱除去機能喪失時の注水までの時間（ 2 時 間 ），全 交 流 動 力 電 源 喪 失 時 の 注 水 開 始 ま で の 時 間（ 25 分 ）に対して十分な余裕があることを確認した。

第2表

必要な遮蔽を確保できる水位到達までの時間余裕の算出条件及び算出結果
算出条件

算出結果
必要な遮蔽を確保

原子炉停止後の時間

原子炉初期水温

崩壊熱できる水位到達までの時間余裕燃料有効長頂部までの時間余裕12 時間（不確かさで確認す

100℃

約 22.4MW

約 2.8 時間※

約 4.2 時間52℃

約 18.8MW

約 4.5 時間

約 6.3 時間

る感度解析ケース）
24 時間（有効性評価で確認するベースケース）※

5.

格納容器蓋等による放射線の遮蔽には期待していない

事故時の退避について
事故発生時の現場作業員の退避について確認した。事象発生時，作業 員 は ，当 直 発 電 長 の 送 受 話 器（ ペ ー ジ ン グ ）に よ る 退 避 指 示 に よ り ，
現場からの退避を開始し，全ての現場作業員の退避が完了するまでの添付 5.1.7-19

時間は，1 時間程度である。また，運転員は，作業員の退避が完了したことを確認し，逃がし安全弁の開操作を開始する。
一旦避難指示が出ると管理区域内への入域制限が実施されるため，作業員は緊急作業を除き現場の安全性が確認される前に再入域することはない。
（ 添 付 資 料 5.1.2）

6.

原子炉隔離時冷却系による注水について
原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系（ 以 下「 Ｒ Ｃ Ｉ Ｃ 」と い う 。）の 設 計 と し て ，作

動 に は 1.04MPa[gage]以 上 の 原 子 炉 圧 力 を 必 要 と し て お り ， 停 止 時 の原子炉の初期圧力は大気圧程度まで低下しているため，評価においてＲＣＩＣによる注水に期待していない。ただし，有効性評価で想定しているような原子炉未開放状態において事象進展とともに原子炉の圧力が上昇し，ＲＣＩＣによる注水が可能となることが考えられる。なお，ＲＣＩＣの点検の準備として弁の電源等に隔離操作を実施していることも考えられるが，これらの事故時にＲＣＩＣでの注水を必要とした際は，運転員がただちに復旧を実施することが可能であるため，
ＲＣＩＣの使用の問題とならない。

7.

まとめ
崩壊熱除去機能喪失及び全交流動力電源喪失で想定する原子炉停止

1 日 後 に お い て ，必 要 な 遮 蔽 を 確 保 で き る 水 位 到 達 ま で の 時 間 余 裕 は ，
崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失 時 の 注 水 ま で の 時 間（ 2 時 間 ），全 交 流 動 力 電 源 喪
失 時 の 注 水 開 始 ま で の 時 間（ 25 分 ）に 対 し て 十 分 な 余 裕 が あ る こ と を確認した。
ま た ，評 価 条 件 の 不 確 か さ を 考 慮 し て 原 子 炉 停 止 12 時 間 後 ，原 子 炉

添付 5.1.7-20

初 期 水 温 100℃ の 状 態 を 想 定 し た 場 合 で も ， Ｐ Ｏ Ｓ − Ａ に 比 べ て 1.7
時間短くなるものの，放射線の遮蔽に必要な水位は維持される。

添付 5.1.7-21

評価条件の不確かさの影響評価について（運転停止中
第 1表
項目

崩壊熱除去機能喪失）

評価条件を最確条件とした場合の運転員の操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（運転停止中評価条件（初期，事故及び機器条件）の不確かさ
評価条件
最確条件

評価条件設定の考え方

運転員等の操作時間に与える影響

崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失 ） (1／ 3)
評価項目となるパラメータに与える影響

初期条件

添付 5.1.8-1

最確条件では評価条件で設定している燃料の崩壊熱と同等以下となる。約 18.8MW の場合は，評価条件と最確条件は同等であることから運転員
等操作時間に与える影響はない。また，約18.8MW 未満の場合は，原子炉水温上昇及び原子最確条件では評価条件で設定している燃料の崩
炉水位低下速度は緩やかになることから，評価
壊熱と同等以下となる。約 18.8MW の場合は，評項目となるパラメータの判断基準に対する余裕
価条件と最確条件は同等であることから運転員が大きくなる。
約 18.8MW
停止後の時間につ等操作時間に与える影響はない。また，約 18.8MW
また，原子炉停止後の時間が短く，燃料の崩壊
ANSI／ANS-5.1-1979
いては，停止後の未満の場合は，原子炉水温上昇及び原子炉水位
熱が大きい場合は注水までの時間余裕が短くな
燃料の崩壊熱（9×9 燃料（A 型），燃 約 18.8MW 以下
時間が短くなるよ低下速度は緩やかになるが，原子炉への注水操る。原子炉水温が 100℃かつ原子炉停止から 12
焼度 33GWd／t，原子炉
うに 1 日後の状態
作は崩壊熱に応じた対応をとるものではなく，時間後の燃料の崩壊熱の場合でも，必要な遮蔽を想定
停止 1 日後）
崩壊熱除去機能喪失の認知を起点とするものでが維持できる水位（必要な遮蔽の目安としたあるため，運転員等操作時間に与える影響はな
10mSv／h が維持できる水位）である燃料有効長
い。
頂部の約 1.7m 上の高さに到達するまでの時間
は約 2.8 時間，燃料有効長頂部までの時間は約
4.2 時間であり，必要な放射線の遮蔽は維持され，原子炉への注水操作に対して十分な時間余裕が確保されているため，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
最確条件では，評価条件で設定している原子炉
初期水温より高くなる場合があり，原子炉水位が燃料有効長頂部まで低下するまでの時間余裕
最確条件では評価条件で設定している原子炉初は短くなる。原子炉水温が 100℃かつ原子炉停期水温より高くなる場合があり，原子炉水位が止から 12 時間後の燃料の崩壊熱の場合でも，必燃料有効長頂部まで低下するまでの時間余裕が
残留熱除去系（原要な遮蔽が維持できる水位である燃料有効長頂短くなる場合があるものの，原子炉への注水操
子炉停止時冷却約 47℃〜約 58℃※１
原子炉初期水温52℃
部の約 1.7m 上の高さに到達するまでの時間余（実績値）
系）の設計値を設
作は原子炉水温に応じた対応をとるものではな
裕は約 2.8 時間，燃料有効長頂部までの時間余定く，崩壊熱除去機能喪失の認知を起点とする操裕は約 4.2 時間であり，必要な放射線の遮蔽は作であるため，運転員等操作時間に与える影響
維持され，原子炉への注水操作に対して十分なはない。
時間余裕が確保されているため，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
最確条件では評価条件で設定している原子炉初最確条件では評価条件で設定している原子炉初期水位より低くなる場合があり，原子炉水位が燃 期水位より低くなる場合があり，原子炉水位が
燃料有効長頂部まで低下するまでの時間余裕は
通常運転水位通常運転水位
原子炉停止初期の料有効長頂部まで低下するまでの時間余裕が短
原子炉初期水位（燃料有効長頂部から （通常運転水位±
通常水位付近にあくなる場合があるものの，原子炉への注水操作は 短くなる場合があるものの，原子炉初期水位の約 5.1m）
10cm 程度）（実績値） る状態を想定
原子炉水位に応じた対応をとるものではなく，崩 ゆらぎによる変動量は，事象発生後の水位低下量に対して十分小さいため，評価項目となるパ
壊熱除去機能喪失の認知を起点とするものであるため，運転員等操作時間に与える影響はない。 ラメータに与える影響は小さい。
※ 1 過 去 の プ ラ ン ト 停 止 操 作 実 施 時 の 発 電 機 解 列 か ら 約 24 時 間 経 過 後 の 原 子 炉 水 温 の 実 績 デ ー タ 。

添付資料 5.1.8

第 1表

評価条件を最確条件とした場合の運転員の操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（運転停止中

項目

原子炉初期圧力

原子炉圧力容器の状態

評価条件（初期，事故及び機器条件）の不確かさ
評価条件
最確条件

大気圧

原子炉圧力容
器未開放

大気圧※２

事故事象毎

評価条件設定の考え方

運転員等の操作時間に与える影響

評価項目となるパラメータに与える影響

原子炉停止から 1 日後の原子炉圧力を想定

最確条件は評価条件と同様であることから，事象進展に与える影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない。仮に，原子炉圧力が大気圧より高い場合は，沸騰開始時間が遅くなり，原子炉水位の低下速度は緩やかになるが，原子炉への注水操作は原子炉圧力に応じた対応をとるものではなく，崩壊熱除去機
能喪失の認知を起点とする操作であるため，運転員等操作時間に与える影響はない。

最確条件と評価条件は同様であることから，事象進展に与える影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。仮に，原子炉圧
力が大気圧より高い場合は，沸騰開始時間が遅くなり，原子炉水位の低下速度は緩やかになることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。

燃料の崩壊熱及び保有水量の観点から設定

原子炉圧力容器が未開放の場合は，評価条件と同様であることから，事象進展に与える影
響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない。また，原子炉圧力容器が開放の場合は，原子炉減圧操作は不要となるが，事象進展に与える影響は小さく，運転員等操作時間に与える影響はない。

原子炉圧力容器が未開放の場合は，評価条件と同様であることから，事象進展に与える影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
また，原子炉圧力容器が開放の場合は，原子炉減圧操作は不要となるが，事象進展に与える影
響は小さく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

添付 5.1.8-2

初
期
条
件

サプレッション・
プール水温

32℃

約 15℃ 〜
約 32℃
（実績値）

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

燃料の容量

約 800kL

約 800kL 以上

軽油貯蔵タンクの管理下限値を設
定

最確条件とした場合には，評価条件で設定しているサプレッション・プール水温と同等以下となる。32℃の場合は，解析条件と最確条
件は同等であることから，運転員等操作時間に与える影響はない。また，32℃未満の場合
は，原子炉注水後の原子炉水位の回復が速くなることが考えられるが，原子炉への注水操
作は水源の温度に応じた対応をとるものではなく，崩壊熱除去機能喪失の認知を起点とする操作であるため，運転員等操作時間に与える影響はない。
最確条件とした場合には，評価条件よりも燃料容量の余裕が大きくなる。また，事象発生直後から最大負荷運転を想定しても燃料は枯渇しないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）1 台による原子炉の崩壊熱除去を実施中に，残留熱除去系ポンプ
事 起因事象評価条件と最確条件は同様であることから，の故障等により機能喪失するもの
故
事象進展に与える影響はなく，運転員等操作として設定
条時間に与える影響はない。
件
運転中の残留熱除去系（原子炉停
安全機能の喪失に 崩壊熱除去機
崩壊熱除去機止時冷却系）の故障による崩壊熱
対する仮定
能喪失
能喪失
除去機能の喪失を想定※2 原子炉停止直後や原子炉圧力容器耐圧試験実施時等の特殊な場合を除く。
運転中の残留熱除去系の機能喪失

運転中の残留熱除去系の機能喪失

崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失 ） (2／ 3)

最確条件とした場合には，評価条件で設定しているサプレッション・プール水温と同等以下となる。32℃の場合は，解析条件と最確条件は同等であることから，パラメータに与える影響はない。また，32℃未満の場合は，原子炉注水後の原子炉水位の回復が早くなることが考えら
れ，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。

−

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

第 1表

評価条件を最確条件とした場合の運転員の操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（運転停止中

項目

事
故
条
件

評価条件（初期，事故及び機器条件）の不確かさ評価条件
最確条件

評価条件設定の考え方

運転員等の操作時間に与える影響

評価項目となるパラメータに与える影響

事故事象毎

事象発生と同時に外部電源が喪失することを想定した場合，原子炉
保護系電源の喪失により格納容器
隔離信号が発信し，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）のポンプ
吸込ラインの格納容器隔離弁が自動閉となる。この状態ではインターロックにより残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）を起動することができないため，運転員は事象
発生後速やかに崩壊熱除去機能の喪失を認知することができる。このため，本評価においては，運転員による対応操作を厳しく評価する観点から，事象発生 1 時間後（1
時間毎の中央制御室の巡視により事象を認知する時刻）までは外部電源がある場合を想定する。事象
発生 1 時間以降は，外部電源の有無によらず事象進展は同様である
が，格納容器隔離信号をリセットするために必要な原子炉保護系母線の受電操作，及び資源の評価の観点から厳しくなる，外部電源がない場合を想定する。

・事象認知前：外部電源がない場合は崩壊熱除去
機能喪失の認知が早まるため，運転員操作の開始時間は早くなる。
・事象認知後：外部電源がある場合は，必要な運転員操作が少なくなるため，運転員操作の完了時間が早くなる。

外部電源がない場合と外部電源がある場合
では，事象進展は同じであることから，評価項目となるパラメータに与える影響はな
い。

1,605m３／h

残留熱除去系（低圧注水系）の設計値を設定

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

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

熱交換器の設計性能に基づき，残留熱除去系の除熱性能を厳しくする観点で，過去の実績を包含する高めの海水温度を設定

最確条件とした場合には，海水温度が評価条件と同等以上となる。43MW の場合は，解析条件と最確条件は同等であることから，運転員等操作時間に与える影響はない。また，43MW を超える場合は除熱性能が向上するが，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱後に行う運転員
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。

−

事象認知まで：外部電源あり
外部電源
事象認知後：外部電源なし

添付 5.1.8-3
重
大
事
故
等
対
策
に
関
連
す
る
機
器
条
件

待機中の残留熱除去系（低圧注水系）
1,605m３／hによる原子炉注水
流量

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉
除熱量

熱交換器 1 基当たり約 43MW（原子炉冷却材温度 100℃，海水
温度 32℃において）

崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失 ） (3／ 3)

熱交換器 1 基当たり約 43MW 以上（原子炉冷却材温度 100℃，
海水温度 32℃において）

第 2 表運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕（運転停止中項目

添付 5.1.8-4

操
作
条
件

待機中の残留熱除去系（低圧注水系）による注
水操作

評価条件(操作条件)
評価上の評価条件設定の考え方
操作開始条件

事象発生から
2 時間後事象の認知及び操作に要する時
間に，更に時間余裕を考慮して設定

操作の不確かさ要因【認知】評価では，1 時間毎の中央制御室の巡視により，崩壊熱除去機能が喪失していることを確認すると想定している。原子炉水位低下を認知した後に原子炉注水操作の必要性を認知することは容易であり，評価上の原
子炉注水操作開始時間に対して，実際の原
子炉注水操作開始時間は早くなる場合が考えられる。
【要員配置】
中央制御室での操作のみであり，運転員は中央制御室に常駐していることから，操作時間に与える影響はない。
【移動】
中央制御室での操作のみであり，移動が操
作開始時間に与える影響はない。
【操作所要時間】中央制御室の制御盤のスイッチによる簡易な操作であり，緩やかな原子炉水位低下に対して操作に要する時間は短く，操作開始
時間に影響を及ぼす可能性は非常に小さい。
【他の並列操作の有無】
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。
【操作の確実さ】
中央制御室の制御盤のスイッチによる容易な操作のため，誤操作は起こりにくいことから，誤操作等が操作開始時間に影響を及ぼす可能性は非常に低い。

運転員等操作時間に与える影響

評価項目となるパラ
メータに与える影響

原子炉注水操作開始が早くなる場合は原
原子炉水位低下を認 子炉水位低下が抑制
知した際に原子炉注 され，評価項目となる
水の必要性を認知す パラメータに対するることは容易であり， 余裕は大きくなる。な
評価では事象発生か お，運転中の残留熱除ら 2 時間後の原子炉 去系の故障時には，警注水操作開始を設定 報により事象発生をしているが，実際の原 検知可能であり，待機
子炉注水操作開始時 中の残留熱除去系を間は早くなることが 原子炉停止時冷却系考えられ，原子炉水位 として，速やかに起動の回復が早くなる。ま することで崩壊熱除た，その他の操作と並 去機能を回復するこ
列して実施する場合 とができるため，評価でも，順次実施し所定 項目となるパラメーの時間までに操作を タの判断基準に対す完了できることから る余裕が大きくなる
影響はない。
が，本評価ではこれに期待しないこととする。

崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失 ）（ 1 ／ 2 ）操作余裕時間

訓練実績等

原子炉水位が通常運転水位から放射線の遮蔽が維持される最低水位に到達するまでの時間
は約 4.5 時間，燃料有効長頂部まで低下するまでの時間は約 6.3 時間であり，これに対して崩壊熱除去機能喪失を認知して原子炉注水を開始するまでの時間は 2時間であることから，時間余裕がある。

中央制御室における操作のため，
シミュレータにて訓練実績を取得した。
所要時間を 5 分と想定しているところ，訓練実績
では約 4 分である。
想定で意図している運転操作が実施可能なことを確認した。

第 2 表運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕（運転停止中

項目

操
作
条
件

残留熱除去
系（原子炉
停止時冷却
系）による
原子炉除熱

評 価 条 件 (操 作 条 件 )評価上の評価条件設定の操作開始条件考え方

添付 5.1.8-5

状況判断，逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉の低圧
状態維持操作，事 象 発 生 か 原子炉保護系電ら 4 時 間 40 源 の 受 電 操 作 ，分後
及び残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱操
作に要する時間を考慮して設定

操作の不確かさ要因−

運転員等操作時間に与える影響−崩 壊 熱 除 去 機 能 喪 失 ）（ 2 ／ 2 ）評価項目となるパラメータに与える影響

操作時間余裕

訓練実績等−

残留熱除去系（低圧注水系）に よ り ，原 子 炉への注水を実施していること か ら ，残 留 熱
除 去系（原子炉
停止時冷却系）
による原子炉
除熱には時間余裕がある。

所要時間を 46 分と想定しているところ，訓練実績では，約 39 分である。
想定で意図している運転操作が実施
可能なことを確認した。

添付資料 5.1.9
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）

保守的に全ての設備が，事象発生直後から 7 日間燃料を消費するものとして
評価する。
時系列

合計

判定

7 日間の
軽油消費量
約 755.5kL

軽油貯蔵タ
ンクの容量
は 約 800kL
であり，７日
間対応可能

7 日間の
軽油消費量
約 70.0kL

緊急時対策
所用発電機
燃料油貯蔵
タンクの容
量 は 約 75kL
であり，7 日間の対応可能

非常用ディーゼル発電機 2 台起動 ※１（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
1,440.4L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×2 台（運転台数）＝約 484.0kL
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機 1 台起動 ※２（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
775.6L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×1 台（運転台数）＝約 130.3kL
常設代替高圧電源装置 2 台起動 ※３（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
420.0L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×2 台（運転台数）＝約 141.2kL

緊急時対策所用発電機 1 台起動（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
411L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×1 台（運転台数）＝約 70.0kL※1

事故収束に必要なディーゼル発電機は非常用ディーゼル発電機 1 台であるが，保守的にディーゼル発電機 2 台の起動を仮定した。
※2 事故収束に必要ではないが，保守的に起動を仮定した。
※3 緊急用母線の電源を，常設代替高圧電源装置 2 台で確保することを仮定した。

添付 5.1.9-1

添付資料 5.1.10
常設代替交流電源設備の負荷（運転停止中主要負荷リスト
起動順序

崩壊熱除去機能喪失）【電源設備：常設代替高圧電源装置】
負荷容量
(kW)

主要機器名称緊急用母線自動起動負荷
・緊急用直流125V充電器
・その他必要な負荷
常設低圧代替注水系ポンプ
緊急用海水ポンプ
その他必要な負荷
代替燃料プール冷却系ポンプ

①
②
③
④

約 120
約 84
約190
約510
約4
約30

負荷起動時の最
大負荷容量(kW)

定常時の連続最
大負荷容量
(kW)

約 252

約 204

約 689

約 394

約1,376約908

約1,017約938

負荷 容量(kW)

7,000

6,000

5,000

4,000

3,000

常設 代替 高 圧電 源 装置 2台 の最 大 容量 2,760kW ※ １
常設 代替 高 圧電 源 装置 2台 の連 続 定格 容 量 2,208kW ※ ２

2,000

最大 負荷 容 量
約1,376kW

③
④

1,000

②
①

0

1▲
常設代替高圧電源装置 2 台
起動55

常設 代替 高 圧電 源 装置 の負 荷 積算 イ メー ジ
※1※2

常 設代替高圧電源装置定格出力運転時の容量（1,380kW×運 転台 数 ＝最 大 容量 ）常 設代替高圧電源装置定格出力運転時の 80％の容 量 （1,380kW×0.8×運 転台 数＝ 連続 定 格容 量 ）添付 5.1.10-1

経過 時間 (h)5.2

全交流動力電源喪失

5.2.1

事故シーケンスグループの特徴，炉心損傷防止対策(1)

事故シーケンスグループ内の事故シーケンス
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失」に含まれる事故シーケ
ンスとしては，「 1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，①「外部電源喪失＋交流電源失敗＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗」及び②「外部電源喪失＋直流電源失敗＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗」である。

(2)

事故シーケンスグループの特徴及び燃料損傷防止対策の基本的考え方
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失」は，原子炉の運転停止
中に全交流動力電源が喪失することにより，原子炉注水機能及び崩壊熱除去機能が喪失することを想定する。このため，燃料の崩壊熱により原子炉
冷却材が蒸発し，保有水量が減少することで原子炉水位が低下することから，緩和措置が取られない場合には，原子炉水位の低下が継続し，燃料が露出することで燃料損傷に至る。
本事故シーケンスグループは，全交流動力電源が喪失したことによって燃料損傷に至る事故シーケンスグループである。このため，重大事故等対処設備の有効性評価には，交流動力電源の供給機能に対する重大事故等対処設備に期待することが考えられる。
以上により，本事故シーケンスグループでは，代替の交流動力電源供給機能からの受電により原子炉注水機能を確保し，原子炉へ注水することにより，燃料損傷の防止を図る。また，代替交流電源設備により交流動力電源を復旧し，最終的な熱の逃がし場への熱輸送を行うことによって原子炉除熱を行う。なお，残留熱除去系海水系が喪失している場合には，代替の手段により最終的な熱の逃がし場への熱輸送を行うことによって原子炉除5.2−1

熱を行う。

(3)

燃料損傷防止対策
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失」において，燃料が著し
い損傷に至ることなく，かつ十分な冷却を可能とするため，常設代替高圧
電源装置による受電手段及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替
注水系（常設）による原子炉注水手段を整備する。また，安定状態に向けた対策として，緊急用海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）
による原子炉除熱手段を整備する。対策の概略系統図を第 5.2−1 図に，対応手順の概要を第 5.2−2 図に示すとともに，重大事故等対策の概要を以下に示す。また，重大事故対策における手順と設備との関係を第 5.2−1 表に示す。
本事故シーケンスグループにおける重要事故シーケンスにおいて必要な要員は，災害対策要員（初動）19 名である。
災害対策要員（初動）の内訳は，当直発電長 1 名，当直副発電長 1 名，
運転操作対応を行うための当直運転員 3 名，指揮，通報連絡を行うための災害対策要員（指揮者等）4 名及び現場操作を行うための重大事故等対応
要員 10 名である。
必要な要員と作業項目について第 5.2−3 図に示す。
なお，重要事故シーケンス以外の事故シーケンスについては，作業項目
を重要事故シーケンスと比較し，必要な要員数を確認した結果，災害対策要員（初動）19 名で対処可能である。
ａ．全交流動力電源喪失の確認
原子炉の運転停止中に，外部電源が喪失するとともに，非常用ディー
ゼル発電機等が全て機能喪失することで，全交流動力電源喪失となり，
5.2−2

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の運転停止により崩壊熱除去機能が喪失する。
ｂ．作業員への退避指示
当直発電長は，全交流動力電源喪失を確認後，中央制御室から送受話器（ページング）により現場作業員への退避指示を行う。
（添付資料 5.1.2）
ｃ．常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作
全交流動力電源喪失の確認後，中央制御室からの遠隔操作により外部電源受電及び非常用ディーゼル発電機の起動ができず，非常用母線の電源回復ができない場合，早期の電源回復不能と判断する。これにより，
中央制御室からの遠隔操作によって，常設代替高圧電源装置 2 台から緊急用母線を受電する。
常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作に必要な計装設備
は，緊急用Ｍ／Ｃ電圧等である。
ｄ．電源確保操作対応
全交流動力電源喪失の確認後，非常用ディーゼル発電機等の機能回復
操作及び外部電源の機能回復操作を実施する。
ｅ．常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動操作
緊急用母線の受電操作の完了後，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）による原子炉注水の系統構成を実施する。
ｆ．可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動
準備操作
全交流動力電源喪失に伴う低圧注水機能喪失の確認後，可搬型代替注
水中型ポンプ準備，ホース敷設等を実施する。
5.2−3

ｇ．常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作
早期の電源回復不能の確認後，中央制御室及び現場にて常設代替高圧
電源装置による非常用母線の受電準備操作を実施する。
ｈ．逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作による原子炉の低圧状態維持
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の運転停止により原子炉水温が100℃に到達した場合は，原子炉圧力が上昇する。原子炉圧力を低圧状態に維持するため，中央制御室からの遠隔操作により逃がし安全弁（自動減圧機能）1 個を開操作する。
逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉の低圧状態維持を確認するために必要な計装設備は，原子炉圧力等である。
ｉ．原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（常設））
常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）により崩壊熱による原子炉冷却材の蒸発を補うために必要な冷却材を原子炉へ注
水し，原子炉水位を通常運転水位付近で維持する。
原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（常設））に必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域），低圧代替注水系原子炉注水流量等である。
ｊ．常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作
常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作及び非常用母線の受電準備操作の完了後，中央制御室からの遠隔操作により常設代替高圧電源装置 3 台を追加起動し，常設代替高圧電源装置 5 台から緊急用母線を介して非常用母線を受電する。
常設代替高圧電源装置による非常用母線受電操作に必要な計装設備は，
Ｍ／Ｃ

２Ｃ（２Ｄ）電圧である。
5.2−4

ｋ．原子炉保護系母線の受電操作
常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作の完了後，非常用母線を介して原子炉保護系母線を受電する。原子炉保護系母線の受電後，格納容器隔離信号をリセットする。
ｌ．緊急用海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）復旧後の原子炉除熱操作
常設代替高圧電源装置による非常用母線及び原子炉保護系母線の受電操作の完了後，中央制御室からの遠隔操作により緊急用海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の運転を開始する。なお，残留熱除去系ポンプの軸封部等は，緊急用海水系により冷却される。緊急用海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の運転開始を確認するために必要な計装は，残留熱除去系熱交換器入口温度等である。
崩壊熱除去機能回復後，逃がし安全弁（自動減圧機能）を全閉とし，原子炉低圧状態の維持を停止する。
ｍ．使用済燃料プールの冷却操作
代替燃料プール冷却系等を用いて使用済燃料プールへの注水及び冷却を実施する。

以降，原子炉除熱は緊急用海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）により継続的に実施する。

5.2.2

燃料損傷防止対策の有効性評価(1)

有効性評価の方法
本事故シーケンスグループを評価する上で選定した重要事故シーケンス
は，「1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，外部電源
5.2−5

喪失を起因事象とし，非常用ディーゼル発電機等が機能喪失することで原子炉注水機能及び崩壊熱除去機能が喪失する「外部電源喪失＋交流電源喪失＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗」である。
なお，本事故シーケンスにおいては，崩壊熱除去機能喪失の事故シーケ
ンスグループに含まれる事故シーケンス「残留熱除去系の故障（ＲＨＲＳ
喪失）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗」の燃料損傷防止対策の有効性を確認するため，残留熱除去系海水系の機能喪失を仮定する。
本重要事故シーケンスは，運転停止中のいずれのプラント状態（以下「ＰＯＳ」という。）においても起こり得るため，崩壊熱，原子炉冷却材の保有
水量及び注水手段の多様性の観点から，「 ＰＯＳ−Ａ

ＰＣＶ／ＲＰＶ開放及び原子炉ウェル満水への移行状態」を代表として，評価項目である燃料
有効長頂部の冠水，放射線の遮蔽が維持される水位の確保及び未臨界の確保を満足することを確認する。また，他のＰＯＳも考慮した想定においてもこれらの評価項目を満足することを確認する。
また，評価条件の不確かさの影響評価として，本重要事故シーケンスにおける運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価する。
（添付資料 5.1.3）(2)

有効性評価の条件
本重要事故シーケンスに対する初期条件も含めた主要な評価条件を第5.2−2 表に示す。また，主要な評価条件について，本重要事故シーケンス
特有の評価条件を以下に示す。
ａ．初期条件(a)

原子炉圧力容器及び格納容器の状態
評価対象としたＰＯＳ−Ａにおける原子炉圧力容器の状態は，未開
5.2−6放状態又は開放状態であるが，原子炉が通常運転水位であり，遮蔽維
持水位到達までの時間余裕の観点で厳しい，未開放状態を評価条件とする。また，格納容器の状態は開放状態とし，格納容器蓋等の構造物による放射線の遮蔽には期待しない評価条件とする。
(b)

崩壊熱
原子炉停止後の崩壊熱は，ＡＮＳＩ／ＡＮＳ−５．１−１９７９の式に基づくものとする。また，評価対象としたＰＯＳ−Ａは原子炉停
止 1 日後〜2 日後であるが，崩壊熱が高く，遮蔽維持水位到達までの時間余裕の観点で厳しい，原子炉停止 1 日後の崩壊熱を評価条件とする。このときの崩壊熱は約 18.8MW である。
なお，このときの崩壊熱による原子炉冷却材の蒸発を補うために必
要な冷却材（35℃）の注水量は約 27m ３ ／h である。
（添付資料 5.1.4，5.1.5）(c)

原子炉初期水位及び初期水温評価対象としたＰＯＳ−Ａにおける原子炉水位は，通常運転水位（燃料有効長頂部から約 5.1m 上）から原子炉ウェル満水水位（燃料有効長
頂部から約 16.7m 上）までの範囲であるが，遮蔽維持水位到達までの時間余裕の観点で厳しい，通常運転水位を評価条件とする。また，原子炉初期水温は残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の設計温度である 52℃を評価条件とする。

(d)

原子炉圧力
評価対象としたＰＯＳ−Ａにおける原子炉の圧力は大気圧であるため原子炉の初期圧力は大気圧とする。また，解析上，水位低下量を厳しく見積もるために，逃がし安全弁（自動減圧機能）の開操作によって原子炉圧力が大気圧に維持されているものとする ※ 。
5.2−7

※

実操作では常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動操作が完了した時点で原子炉減圧を実施する。原子炉圧力が大気圧より高い場合での原子炉冷却材の蒸発量は大気圧下と比べて小さくなるため，原子炉圧力が大気圧で維持されているとした評価は保守的な評
価となる。

(e)

残留熱除去系の初期運転状態
残留熱除去系の初期運転状態は，以下の状態とする。
・残留熱除去系（Ａ）：原子炉停止時冷却系の状態で運転中・残留熱除去系（Ｂ）：低圧注水系の状態で待機中
・残留熱除去系（Ｃ）：点検に伴う待機除外中

ｂ．事故条件(a)

起因事象
起因事象として，送電系統の故障等によって，外部電源が喪失するものとする。

(b)

安全機能の喪失に対する仮定
非常用ディーゼル発電機等の機能喪失を想定し，全交流動力電源が喪失するものとする。また，崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）の事故シーケンスグループに含まれる「残留熱除去系の故障（ＲＨＲＳ喪失）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗」の事故シーケンスの燃料損傷防止対策の有効性を確認するため，残留熱除去系海水系の機能喪失を重畳させるものとする。

(c)

外部電源
起因事象として，外部電源が喪失することを想定している。

5.2−8

ｃ．重大事故等対策に関連する機器条件(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
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は，崩壊熱による原子炉冷却材の蒸散を補うために必要な注水流量として，27m３ ／h を設定するものとする。

(b)

緊急用海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）
残留熱除去系海水系への海水通水時の伝熱容量は，熱交換器の設計
性能に基づき 1 基当たり約 24MW（原子炉冷却材温度 100℃，海水温度
32℃において）とする。

ｄ．重大事故等対策に関連する操作条件
運転員等操作に関する条件として，「1.3.5

運転員等の操作時間に対する仮定」に示す分類に従って以下のとおり設定する。
(a)

常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動
操作は，常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作の完了後，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）の起動操作に要する時間を考慮して事象発生 25 分後に完了する。
また，事象発生約 1.1 時間後に原子炉水位の低下を確認し，注水を
開始する。

(b)

緊急用海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）復旧後の原子炉除熱操作は，非常用母線及び原子炉保護系母線の受電操作の完了後に残留熱除去系の起動操作に要する時間を考慮して，事象発生から 4 時間 55 分後に実施する。

(3)

有効性評価の結果
5.2−9

本重要事故シーケンスの原子炉水位の推移を第 5.2−4 図に，原子炉水位と線量率の関係を第 5.2−5 図に示す。
ａ．事象進展事象発生後，全交流動力電源喪失に伴い崩壊熱除去機能が喪失することにより，原子炉水温が上昇し，約 1.1 時間後に沸騰，蒸発することで原子炉水位は低下し始めるが，事象発生後速やかに全交流動力電源喪失を判断し，中央制御室からの遠隔操作により常設代替高圧電源装置による交流電源の供給を開始し，事象発生から 25 分経過した時点で常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動操作を完了
し，原子炉冷却材の蒸発量を補うために必要な注水流量で原子炉注水を実施することによって，原子炉水位を通常運転水位付近で維持することができる。
事象発生から 4 時間 55 分経過した時点で，緊急用海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）復旧後の原子炉除熱を開始することによって，原子炉水温は低下する。
ｂ．評価項目等
原子炉水位は，第 5.2−4 図に示すとおり，蒸発量に応じた注水により通常運転水位付近で維持でき，燃料は冠水を維持する。
原子炉圧力容器は未開放であり，第 5.2−5 図に示すとおり，必要な遮蔽を確保できる水位（必要な遮蔽の目安とした 10mSv／h※ が確保される水位）である燃料有効長頂部の約 1.7m 上まで低下することがないため，放射線の遮蔽は維持される（必要な遮蔽の目安とした 10mSv／h を下回る）。なお，線量率の評価点は燃料取替機床上としている。また，全制御
棒全挿入状態が維持されているため，未臨界は確保されている。
なお，事象発生前に現場にいた作業員の退避における放射線影響につ
5.2−10いては，現場環境が悪化する前に退避が可能であるため，影響はない。
事象発生から 4 時間 55 分経過した時点で，緊急用海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）復旧後の原子炉除熱を開始すること
により，長期的に安定状態を維持できる。
以上により，本評価では，「1.2.4.2

有効性を確認するための評価項

目の設定」に示す(1)から(3)の評価項目について，対策の有効性を確認した。
※

本事故シーケンスグループにおける必要な遮蔽の目安とした線量率は，原
子炉建屋原子炉棟 6 階での操作時間から 10mSv／h と設定した。原子炉建屋
原子炉棟 6 階での操作は，使用済燃料プールの同時被災時における重大事
故等対応要員による使用済燃料プールスプレイの準備操作（可搬型スプレ
イノズルの設置及びホース敷設等）を想定しており，原子炉建屋原子炉棟
6 階を含め，原子炉建屋内に滞在する時間は 2.2 時間以内である。そのため，重大事故等対応要員の被ばく量は最大でも 22mSv であり，緊急作業時における被ばく限度の 100mSv に対して余裕がある。
また，作業員等が事象発生時に原子炉建屋原子炉棟 6 階に滞在していた場
合でも，事象発生後速やかに管理区域外へ退避するため，原子炉建屋原子炉棟 6 階での被ばく量は限定的である。

（添付資料 5.1.7，5.2.1）

5.2.3

不確かさの影響評価

評価条件の不確かさの影響評価の範囲としては，運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価する。
本重要事故シーケンスでは，原子炉の運転停止中に全交流動力電源が喪失
5.2−11

し，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による崩壊熱除去機能が喪失することが特徴である。よって，不確かさの影響を確認する運転員等操作は，事象進展に有意な影響を与えると考えられる操作として，常設代替高圧電源装置による受電操作，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動操作とする。

(1)

評価条件の不確かさの影響評価
ａ．初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件
初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件は，第 5.2−2 表に示すとおりであり，それらの条件設定を設計値等，最確条件とした場合の影響を評価する。また，評価条件の設定に当たっては，設計値を用いるか又は評価項目となるパラメータに対する余裕が小さくなる
よう保守的な設定をしていることから，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
初期条件の燃料の崩壊熱は，評価条件の約 18.8MW に対して最確条
件は約 18.8MW 以下であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，評価条件で設定している燃料の崩壊熱と同等以下となる。
約 18.8MW の場合は，評価条件と最確条件は同等であることから運転
員等操作時間に与える影響はない。また，約 18.8MW 未満の場合は，原
子炉水温上昇及び原子炉水位低下速度は緩やかになるが，原子炉への注水操作や受電操作は崩壊熱に応じた対応をとるものではなく，全交
流動力電源の喪失の認知を起点とするものであるため，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の原子炉初期水温は，評価条件の 52℃に対して最確条件は
5.2−12

約 47℃〜約 58℃である。この原子炉水温は過去の原子炉停止 1 日後の温度の実績値であるが，原子炉停止操作の進捗状況の差異によるものである。本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，評価条件で設定している原子炉初期水温より高くなる場合があり，原子炉
水位が燃料有効長頂部まで低下するまでの時間余裕は短くなる場合があるものの，原子炉への注水操作や受電操作は原子炉水温に応じた対応をとるものではなく，全交流動力電源の喪失の認知を起点とするものであるため，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の原子炉初期水位は，評価条件の通常運転水位（燃料有効長頂部から約 5.1m 上）に対して最確条件は通常運転水位に対してゆらぎ（通常運転水位±10cm 程度）がある。本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，評価条件で設定している原子炉初期水位より低くなる場合があり，燃料有効長頂部まで水位が低下する時間は短くなる場合があるものの，原子炉への注水操作は原子炉水位に応じた対応をとるものではなく，全交流動力電源喪失の認知を起点とするものであるため，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の原子炉初期圧力は，評価条件の大気圧に対して最確条件
も大気圧であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，評価条件と同様であるため，事象進展に与える影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない。仮に，原子炉圧力が大気圧より高い場
合は，沸騰開始時間が遅くなり，水位低下速度は緩やかになるが，原子炉への注水操作や受電操作は原子炉初期圧力に応じた対応をとるものではなく，全交流動力電源の喪失の認知を起点とするものであるた
め，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の原子炉圧力容器の状態は，評価条件の原子炉圧力容器未5.2−13

開放に対して最確条件は事故事象毎に異なるものであり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，原子炉圧力容器未開放の場
合は評価条件と同様であるため，事象進展に与える影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない。また，原子炉圧力容器開放の場合は原子炉減圧操作が不要となるが，事象進展に与える影響は小さく，運転員等操作時間に与える影響は小さい。

(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
初期条件の燃料の崩壊熱は，評価条件の約 18.8MW に対して最確条
件は約 18.8MW 以下であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，評価条件で設定している燃料の崩壊熱と同等以下となる。
約 18.8MW の場合は，評価条件と最確条件は同等であることからパラメータに与える影響はない。また，約 18.8MW 未満の場合は，原子炉水温上昇及び原子炉水位低下速度は緩やかになることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。また，原子炉停止後の時間が短く，燃料の崩壊熱が大きい場合は注水までの時間余裕が短くなる。原子炉水温が 100℃かつ原子炉停止から 12 時間後の燃料の崩壊熱の場合でも，必要な遮蔽が維持できる水位（必要な遮蔽の目安とした
10mSv／h が維持できる水位）である燃料有効長頂部の約 1.7m 上の高さに到達するまでの時間は約 2.8 時間，燃料有効長頂部までの時間は
約 4.2 時間であり，必要な放射線の遮蔽は維持され，原子炉への注水操作に対して十分な時間余裕が確保されているため，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
初期条件の原子炉初期水温は，評価条件の 52℃に対して最確条件は
約 47℃〜約 58℃である。本評価条件の不確かさとして，最確条件とし5.2−14

た場合は，評価条件で設定している原子炉初期水温より高くなる場合があり，原子炉水位が燃料有効長頂部まで低下するまでの時間余裕は短くなる。原子炉水温が 100℃かつ原子炉停止から 12 時間後の燃料の崩壊熱の場合でも，必要な遮蔽が維持できる水位（必要な遮蔽の目安とした 10mSv／h が維持できる水位）である燃料有効長頂部の約 1.7m
上の高さに到達するまでの時間余裕は約 2.8 時間，燃料有効長頂部までの時間余裕は約 4.2 時間であり，必要な放射線の遮蔽は維持され，原子炉への注水操作に対して十分な時間余裕が確保されているため，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
初期条件の原子炉初期水位は，評価条件の通常運転水位（燃料有効長頂部から約 5.1m 上）に対して最確条件は通常運転水位に対してゆらぎ（通常運転水位±10cm 程度）がある。本評価条件の不確かさとして最確条件とした場合，評価条件で設定している原子炉初期水位より低くなる場合があるものの，原子炉初期水位のゆらぎによる変動量は，事象発生後の水位低下量に対して十分小さいことから，評価項目となるパラメータに対する影響は小さい。
初期条件の原子炉初期圧力は，評価条件の大気圧に対して最確条件
も大気圧であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，評価条件と同様であることから，事象進展に与える影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。仮に，原子炉圧力が大気圧より高い場合は，沸騰開始時間が遅くなり，原子炉水位の低下速度は緩やかになることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
初期条件の原子炉圧力容器の状態は，評価条件の原子炉圧力容器未開放に対して最確条件は事故事象毎であり，本評価条件の不確かさと5.2−15

して，最確条件とした場合，原子炉圧力容器未開放の場合は，評価条件と同様であるため，事象進展に与える影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。原子炉圧力容器開放の場合は，原子炉減圧操作が不要となるが，事象進展に与える影響は小さく，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。

ｂ．操作条件
操作条件の不確かさとして，操作に係る不確かさを「認知」，「要員配置」，「移動」，「操作所要時間」，「他の並列操作有無」及び「操作の確実さ」の 6 要因に分類し，これらの要因が運転員等操作時間に与える影響を評価する。また，運転員等操作時間に与える影響が評価項目となるパラメータに与える影響を評価した。評価結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
操作条件の常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動操作は，評価上の操作開始時間として，事象発生から 25 分
後に完了する。運転員等操作時間に与える影響として，常設低圧代替
注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動操作は，常設代
替交流電源装置の受電操作後に実施するため，受電操作の完了時刻の影響を受けるが，実態の操作時間が評価上の操作開始時間とほぼ同等であり，操作開始時間に与える影響は小さい。
操作条件の緊急用海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）復旧後の原子炉除熱操作は，評価上の操作開始時間として，事象発生から 4 時間 55 分後に完了する。運転員等操作時間に与える影響
として，緊急用海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）
復旧後の原子炉除熱操作は，原子炉保護系母線の受電操作後に実施す
5.2−16

るため，受電操作の完了時刻の影響を受けるが，実態の操作時間が評価上の操作開始時間とほぼ同等であり，操作開始時間に与える影響は
小さい。

(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
操作条件の常設代替高圧電源装置からの受電操作，及び常設低圧代
替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動操作は，運転員操作時間に与える影響として，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等であることから，評価項目となるパラメータに与える影響
は小さい。

(2)

操作時間余裕の把握操作遅れによる影響度合いを把握する観点から，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認できる範囲での操作時間余裕を確認し，その結果を以下に示す。
操作条件の常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動操作の時間余裕については，原子炉水位が通常水位から放射線の遮蔽が維持される最低水位に到達するまでの時間は事象発生から約 4.5 時間，
通常水位から燃料有効長頂部まで低下するまでの時間余裕は約 6.3 時間であり，事象発生から 25 分で原子炉注水準備が完了するため，十分な時間余裕を確保できる。

(3)

ま と め
評価条件の不確かさの影響評価の範囲として，運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を確認
5.2−17した。この結果，評価条件等の不確かさを考慮した場合においても評価項目となるパラメータに与える影響はない。この他，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認できる範囲内において，操作時間には時間余裕がある。
（添付資料 5.2.2，5.2.3）

5.2.4

必要な要員及び資源の評価(1)

必要な要員の評価
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失」の重大事故等対策における必要な災害対策要員（初動）は，「5.2.1(3)すとおり 19 名である。「6.2

燃料損傷防止対策」に示

重大事故等対策時に必要な要員の評価結果」

で説明している災害対策要員（初動）の 37 名で対処可能である。

(2)

必要な資源の評価
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失」において，必要な水源，
燃料及び電源は，「7.5.1(2)

資源の評価条件」の条件にて評価している。

その結果を以下に示す。
ａ．水源

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
子炉注水操作については，7 日間の対応を考慮すると，合計約 110m ３ の水が必要となる。
水源として，代替淡水貯槽に 4,300m３ の水を保有していることから，水源が枯渇することはなく，7 日間の対応が可能である。
（添付資料 5.2.4）
ｂ．燃料
5.2−18常設代替交流電源設備による電源供給について，事象発生直後から 7日間の常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 5 台）の運転を想定すると，約 352.8kL の軽油が必要となる。軽油貯蔵タンクには約 800kLの軽油を保有していることから，常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 5 台）による 7 日間の電源供給の継続が可能である。
緊急時対策所用発電機による電源供給について，事象発生直後から 7日間の緊急時対策所用発電機の運転を想定すると，約 70.0kL の軽油が必要となる。緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンクに約 75kL の軽油を保有していることから，緊急時対策所用発電機による 7 日間の電源供給の継続が可能である。
（添付資料 5.2.5）
ｃ．電源

重大事故等対策時に必要な負荷は約 3,263kW であるが，常設代替交流
電源設備（常設代替高圧電源装置 5 台）の連続定格容量は 5,520kW であることから，必要負荷に対しての電源供給が可能である。
緊急時対策所用発電機については，必要負荷に対しての電源供給が可能である。
（添付資料 5.2.6）

5.2.5

結

論

事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失」では，原子炉の運転停止
中に全交流動力電源が喪失し，原子炉注水機能及び崩壊熱除去機能を喪失することが特徴である。事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失」に対する燃料損傷防止対策としては，常設代替高圧電源装置による受電手段，及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉
5.2−19

注水手段を整備している。また，安定状態に向けた対策として，緊急用海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱手段を整備している。
事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失」の重要事故シーケンス「外部電源喪失＋交流電源失敗＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗」について有効性評
価を行った。
上記の場合においても，常設代替高圧電源装置による受電，常設低圧代替
注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水及び緊急用
海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）復旧後の原子炉除熱を実施することにより，燃料損傷することはない。
その結果，燃料有効長頂部の冠水，放射線遮蔽の維持及び未臨界の確保ができることから，評価項目を満足している。また，安定状態を維持することができる。
評価条件の不確かさについて確認した結果，運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，対策の有効性が確認できる範囲内において，操作時間余裕について確認した結果，操作が遅れた場合でも一定の余裕がある。
重大事故等対策時に必要な要員は，災害対策要員にて確保可能である。また，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
以上のことから，事故シーケンスグループ「全交流動力電源喪失」において，常設代替高圧電源装置からの受電による常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水及び常設代替高圧電源装置からの受電による緊急用海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）
による原子炉除熱等の燃料損傷防止対策は，選定した重要事故シーケンスに対して有効であることが確認でき，事故シーケンスグループ「全交流動力電
5.2−20

源喪失」に対して有効である。

5.2−21

２Ｃ 非常 用 ディーゼル発電機，２Ｄ非常用ディ ーゼ ル 発電機及び高圧炉心スプレイ系デ ィー ゼ ル発電機

凡Ｇ

例
：安全機能の喪失又は点検に伴う待逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）機除 外を 仮 定す る設 備
：従 属的 に 使用 不能 と なる 設 備

常設 代替高圧電源装置

ター ビン へ
原子炉建屋
東側接続口

軽油貯蔵タンク＊＊1

所内 常設直流電源設備

←

→
＊1

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

常設 代替直流電源設備

5.2−22＊2緊急用海水ポンプ(Ａ)，(Ｂ)

→
※2

←

→
残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)→ ＊2
残留 熱除去系
海水 系ポンプ(Ｂ)，(Ｄ)

→
→

※1
※2

①②

※1 海へ

原子 炉建 屋 高所 東側
西側 接続 口 接続 口
高所 西側
接続 口

①②

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)

※1

＊2

②

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

＊1

①②

→

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置※3

サプ レッ シ ョン
・プ ール

→

＊2

※3

ドラ イウ ェ ル

サプ レッ シ ョン ・
チェ ンバ

②

残留 熱除 去 系
海水 系ポ ン プ(Ａ)，(Ｃ)

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器Ｇ←
低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

③

↑

↑

海へ ※2

→
残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ )←常設 低圧 代 替注 水系
ポン プ(Ａ)，(Ｂ)

①

→

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子炉隔 離 時冷 却系 ポ ンプ

海

復水 貯蔵 タ ンク←

代替 淡水 貯 槽
① 非常 用デ ィ ーゼ ル 発電 機 等 の 機能 喪失 に 伴い ， 従 属的に 使 用 不能
② 残留 熱除 去 系海 水 系の 機 能 喪 失に 伴い ， 従属 的 に 使用不 能③ 点検 に伴 う 待機 除 外中

常設 高圧 代 替注 水系 ポ ンプ
＊1
＊2

開 操作 に当たって格納容器隔離信号のリセットが必 要な 弁
崩 壊熱 除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停 止時 冷 却機 能 喪失 ）の 事 故シ ーケ ン スグ ルー プ に含ま れる「残留熱除去系の故障（ＲＨＲＳ喪失）＋崩壊 熱除 去 ・炉 心 冷却 失敗 」 の事 故シ ー ケン スの
燃料 損傷防止対策の有効性を確認するため，残留熱除去 系海 水 系の 機 能喪 失を 重 畳さ せる も のと する

第 5.2−1 図 全交流動力電源喪失時の重大事故等対策の概略系統図（1／2）（原子炉減圧及び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））２Ｃ 非常 用ディーゼル発電機，２Ｄ非常用ディ ーゼ ル発電機及び高圧炉心スプレイ系デ ィー ゼル発電機

凡Ｇ

ター ビン へ
原子炉建屋
東側接続口

軽油貯蔵タンク

←
代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

常設代替直流電源設備

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置※3

5.2−23

↑

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

原子 炉建 屋 高所 東側
西側 接続 口 接続 口
高所 西側
接続 口

＊1

→

←

→

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)

※1

→

→

※3

ドラ イウ ェ ル

サプ レッ シ ョン・プ ール

残留 熱除 去系
海水 系ポ ンプ(Ａ)，(Ｃ)
＊2

緊急用海水
ポンプ（Ａ），（Ｂ）＊2
残留熱除去系
海水系ポンプ(Ｂ)，(Ｄ)＊1→

サプ レッ シ ョン ・
チェ ンバ

↑

※2

耐圧 強化
ベン ト系

＊

＊1

所内常設直流電源設備→

機除 外を 仮 定す る設 備

原子炉圧力容器Ｇ＊2：安全機能の喪失又は点検に伴う待：従 属的 に 使用 不能 と なる 設 備

常設代替高圧電源装置＊2

例

逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）

→
→

※1
※2

※1 海へ

↑

↑

海へ ※2

←

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ )←常設 低圧 代 替注 水系
ポン プ(Ａ)，(Ｂ)

①

→

高圧炉心
スプレイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポ ンプ

海

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽←
常設 高圧 代 替注 水系 ポ ンプ
＊1＊2

開 操作に当たって格納容器隔離信号のリセット が必 要な 弁
崩 壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障によ る停 止時 冷 却機 能 喪失 ）の 事 故シ ーケ ン スグ ルー プ に含まれる「残留熱除去系の故障（ＲＨＲＳ喪失） ＋ 崩壊 熱除 去 ・炉 心 冷却 失敗 」 の事 故シ ー ケン スの
燃料損傷防止対策の有効性を確認するため，残留 熱 除去 系海 水 系の 機 能喪 失を 重 畳さ せる も のと する①非常用ディーゼル発電機等の機能喪失に伴い，従属的に使用不能

第 5.2−1 図 全交流動力電源喪失時の重大事故等対策の概略系統図（2／2）（緊急用海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系））

プラント前提条件
・原子炉の運転停止 1 日後
・原子炉圧力容器未開放
・格納容器開放・残留熱除去系（Ａ）：原子炉停止時冷却系の状態で運転中・残留熱除去系（Ｂ）：低圧注水系の状態で待機中
・残留熱除去系（Ｃ）：点検中
・非常用ディーゼル発電機等：待機中
・原子炉水位は通常運転水位(解析上の時刻)(0秒)

凡例【有効性評価の対象としていないが，他に取り得る手段】
Ⅰ
低圧炉心スプレイ系による原子炉注水，及び可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水も可能である。
技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において使用することは困難である
が，プラント状況によっては，事故対応に有効な設備となる，代替循環冷却系，可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型），消火系（ディーゼル駆動）及び補給水系による原子炉注水も可能である。

：操作・確認（運転員）：プラント状態（解析）：判断：解析上考慮しない操作：重大事故等対応要員（現場）の作業：運転員と重大事故等対応要員（現場）の共同作業

Ⅱ
技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において使用することは困難である
が，プラント状況によっては，事故対応に有効な設備となる，代替残留熱除去系海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系），及び原子炉冷却材浄化系による原子炉除熱も実施可能である。

全交流動力電源喪失※１（13分）

全交流動力電源喪失の確認（17分）

常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作（25分）

常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動操作

Ⅲ
電源容量により使用できる設備が限られるが，常設代替交流電源設備が使用できない場合は可搬型代
替交流電源設備により受電する。

作業員への退避指示※３※２可搬型代替注水中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

電源確保対応操作

可搬型代替交流電源設備による受電操作

使用済燃料プールの冷却操作

Ⅲ（約1.1時間）

原子炉水温100℃到達
逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作による原子炉の低圧状態維持※４
常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水開始

常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）以外による原子炉注水操作
・低圧炉心スプレイ系による原子炉注水操作
・代替循環冷却系による原子炉注水操作
・可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原
子炉注水操作・消火系（ディーゼル駆動）による原子炉注水操作
・補給水系による原子炉注水操作

原子炉水位の調整操作(低圧代替
注水系（常設）)※５

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作

原子炉保護系母線の受電操作

Ⅰ（4時間55分） 緊急用海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）復旧
後の原子炉除熱操作※６
Ⅱ逃がし安全弁（自動減圧機能）「全閉」

緊急用海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）以外による原子炉除熱操作
・代替残留熱除去系海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱操作
・原子炉冷却材浄化系による原子炉除熱操作※1 起因事象として，送電系統の故障等によって外部電源が喪失するものとする。
※2 原子炉の運転停止中に全交流動力電源が喪失し，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の運転停止により崩壊熱除去機能が喪失する。
※3 現場作業員は，当直発電長の送受話器（ページング）による退避指示を確認後，退避する。なお，全ての現場作業員の退避が完了するまでの時
間は，1時間程度である。
※4 実操作においては，作業員の退避後に操作を実施するが，解析上，原子炉の水位低下量を厳しく見積もるために，原子炉水温が100℃に到達した時点で，逃がし安全弁（自動減圧機能）の開操作によって原子炉圧力が大気圧に維持されているものとする。
※5 蒸発量に応じた原子炉注水を実施し，原子炉水位を通常運転水位付近で維持する。

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）により原子炉除熱を継続する。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。

※6 残留熱除去系海水系の起動に失敗した後，緊急用海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の運転を開始する。

第 5.2−2 図

全交流動力電源喪失時の対応手順の概要
5.2−24

運転停止中全交流動力電源喪失

経過時間（時間）
0

1

2

3

4

5

55

備 考

実施箇所・必要要員数【 】は他作業後移動してきた要員

4 時間 55 分
緊急用海水系 を用いた
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）運転開始

事象発生
責任者

当直発電長

1人

中央監視
運転操作指揮

操作項目

状況判断

早期の電源回復不能の確認

作業員への退避指示
常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作
電源確保操作対応
常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）
の起動操作

補佐

当直副発電長1人

運転操作指揮補佐

指揮者等

災害対策要員
（指揮者等）

4人

初動での指揮発電所内外連絡

当直運転員(中央制御室)

当直運転員
(現場)

重大事故等対応要員（現場）

約 13 分

全交流動力電源喪失の確認

1人
A

−

−

【1人】
A

−

−

−

【1人】
A
−

【1人】
A

常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）準備完了
約 1.1 時間

原子炉水温 100℃到達●外部電源喪失の確認

10 分●非常用ディーゼル発電機等の自動起動失敗の確認●高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機の手動起動操作（失敗）1分●非常用ディーゼル発電機の手動起動操作（失敗）

2分

−

−

●当直発電長による作業員への退避指示−−●常設代替高圧電源装置2台の起動操作及び緊急用母線の受電操作

−

2人
a，b

●電源回復操作

−

4分
適宜実施

●常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水に必要な負荷の電源切替操作−

解析上考慮しない
中央制御室で当直発電長が指示する

60 分以内に退避完了●常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の系統構成操作及び起動操作−−●非常用母線の受電準備操作(中央制御室）

−

2人
B，C

−

●非常用母線の受電準備操作(現場）逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作による原子炉の低圧状態維持

【1人】
A

−

−

●逃がし安全弁（自動減圧機能）1個の手動開放操作

原子炉水位の調整操作(低圧代替注水系（常設）)

【1人】
A

−

−

●常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の調整操作

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作

【1人】
A

−

−

原子炉保護系母線の受電操作

プラント状況判断

25 分

【1人】
A

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

約 10 分
操作の内容

3分
35 分
75 分
1分
原子炉水位を通常運転水位付近に維持●常設代替高圧電源装置3台の追加起動操作

8分●非常用母線の受電操作

5分

【1人】
A

−

−

●原子炉保護系母線の復旧準備操作

−

【2人】
B，C

−

●原子炉保護系母線の復旧操作（現場）

【1人】
A

−

−

●原子炉保護系母線の復旧操作（中央制御室）

10 分
105 分
40 分
6分

●残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱の起動準備操作

【1人】
A

−

20 分

●緊急用海水系による海水通水の系統構成操作及び起動操作−

1分●残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱の起動操作

【1人】
A

−

●常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水操作

−

−

−

必要要員合計

1人
A

2人
B，C

8人
c〜j

10人

解析上考慮しない
スロッシングによる水位低下がある場合は代替燃
料プール冷却系の起動までに実施する

適宜実施

15 分●代替燃料プール冷却系の起動操作
可搬型代替注水中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

残留熱除去系（Ａ）

適宜実施●残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱状態の監視

使用済燃料プールの冷却操作

残留熱除去系（Ａ）

4分●残留熱除去系海水系の手動起動操作（失敗）
緊急用海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）復旧後の原子炉除熱操作

解析上考慮しない

4分

170 分

●可搬型代替注水中型ポンプの移動，ホース敷設等の操作

a〜j

第 5.2−3 図

全交流動力電源喪失時の作業と所要時間

5.2−25

解析上考慮しない

沸騰開始（約 1.1 時間後）までに注水準備が完了するため，通常運転水位を維持できる

Ｌ８

Ｌ３

Ｌ２

Ｌ１

第5.2−4図

全交流動力電源喪失における原子炉水位の変化

5.2−26

第 5.2−5 図

原子炉水位と線量率

5.2−27

第 5.2−1 表
操作及び確認
全交流動力電源喪失の確認

作業員への退避指示

5.2−28常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作

電源確保操作対応

全交流動力電源喪失における重大事故等対策について（1／3）
手

順

常設設備

・原子炉の運転停止中に，外部電源が喪失す −るとともに，非常用ディーゼル発電機等が全て機能喪失すること で全交流動力電源喪失となり，残留熱除去系（原子炉停止時
冷却系）の運転停止により崩壊熱除去機能が喪失することを確認する。
・当直発電長は，全交流動力電源喪失を確認 −後，中央制御室から送受話器（ページング）
により現場作業員への退避指示を行う。
・全交流動力電源喪失の確認後，中央制御室 常 設 代 替 高 圧 電 源
か ら の 遠 隔 操 作 に よ り 外 部 電 源 の 受 電 を 装置試みるが，失敗したことを確認する。
軽油貯蔵タンク
・中央制御室からの遠隔操作により非常用ディーゼル発電機等の起動を試みるが，失敗したことを確認する。
・以上により，早期の電源回復不能と判断し，中央制御室からの遠隔操作によって，常設
代替高圧電源装置から 緊急用母線を受電する。
・非常用ディーゼル発電機等の回復操作を実 −施する。
・外部電源の回復操作を実施する。
＊

重大事故等対処設備
可搬型設備
−
−

計装設備

−

−

−

Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧 ＊Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧 ＊緊急用Ｍ／Ｃ電圧−−：有効性評価上考慮しない操作
既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 5.2−1 表
操作及び確認

全交流動力電源喪失における重大事故等対策について（2／3）
手順

常 設 低 圧 代 替 注 水 系 ポ ン プ を ・緊急用母線の受電操作の完了後，常設低圧
代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水
用いた低圧代替注水系（常設）系（常設）による原子炉注水の系統構成を
の起動操作
実施する。

可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作

・ 全 交 流 動力 電 源喪 失 に伴 う 低 圧 注 水 機 能喪失の確認後，可搬型代替注水中型ポンプ
準備，ホース敷設等を実施する。

5.2−29常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作

・早期の電源回復不能の確認後，常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作を実施する。
逃がし安全弁（自動減圧機能） ・残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の運の手動操作による原子炉の低転停止により，原子炉水温が 100℃に到達
圧状態維持
すると，原子炉圧力が上昇する。原子炉圧
力を低圧状態に維持するため，中央制御室からの遠隔操作により逃がし安全弁（自動減圧機能）1 個を開操作する。
原 子 炉 水 位 の 調 整 操 作 （ 低 圧 ・ 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））
代替注水系（常設）により崩壊熱による原子炉冷却材の蒸発を補うために必要な冷却材を原子炉へ注水し，原子炉水位を通常
運転水位付近で維持する。

＊

常設設備
常設低圧代替注水系ポンプ
代替淡水貯槽
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク

西側淡水貯水設備

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
−
原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉圧力 ＊
原子炉圧力（ＳＡ）
低圧代替注水系原子炉注水流量
代替淡水貯槽水位
可搬型代替 −
注水中型ポンプ

常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク
逃がし安全弁（自動減圧機能） ＊
直流 125V 蓄電池
非常用窒素供給系
高圧窒素ボンベ−−−

原子炉圧力 ＊
原子炉圧力（ＳＡ）

常設低圧代替注水系ポンプ
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク
代替淡水貯槽−

原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉圧力 ＊
原子炉圧力（ＳＡ）
低圧代替注水系原子炉注水流量
代替淡水貯槽水位：有効性評価上考慮しない操作
既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 5.2−1 表
操作及び確認
常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作

全交流動力電源喪失における重大事故等対策について（3／3）
手順

重大事故等対処設備
可搬型設備
−
Ｍ／Ｃ
Ｍ／Ｃ

計装設備
２Ｃ電圧 ＊
２Ｄ電圧 ＊

常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク

−

−

−

−

−

緊 急 用 海 水 系 を 用 い た 残 留 熱 ・ 常 設 代 替高 圧 電源 装 置に よ る 非 常 用 母 線
除去系（原子炉停止時冷却系）
及び原子炉保護系母線の受電操作の完了
復旧後の原子炉除熱操作
後，中央制御室からの遠隔操作により緊急用海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の運転を開始する。
・崩壊熱除去機能回復後，逃がし安全弁（自動減圧機能）を全閉とし，原子炉低圧状態の維持を停止する。

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系） ＊緊急用海水系
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク−

使用済燃料プールの冷却操作−−

原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
残留熱除去系系統流量 ＊残留熱除去系熱交換器入口
温度 ＊
残留熱除去系熱交換器出口
温度 ＊
緊急用海水系流量（残留熱
除去系熱交換器）
緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）−

原子炉保護系母線の受電操作

使用済燃料プールの冷却操作

5.2−30・常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作及び非常用母線の受電準備操作の完了後，非常用母線２Ｃ及び２Ｄを受電する。
・ 常 設 代 替高 圧 電 源 装 置 に よ る 非 常用 母 線
受電操作の完了後，非常用母線を介して原子炉保護系母線を受電する。
・原子炉保護系母線の受電後，格納容器隔離
信号をリセットする。
・ 対 応 可 能な 要 員に て 使用 済 燃 料 プ ー ル の冷却操作を実施する。

常設設備
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク・ 対 応 可 能な 要 員に て 使用 済 燃 料 プ ー ル の冷却操作を実施する。
＊：有効性評価上考慮しない操作
既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 5.2−2 表
項目

原子炉圧力容器の状態

主要評価条件（全交流動力電源喪失）(1／2)

主要評価条件
原子炉圧力容器未開放
約18.8MW ※崩 壊 熱（９×９燃料（Ａ型），燃焼度

初期条件

33GWd／t，原子炉停止1日後）
原子炉初期水位

通常運転水位（燃料有効長頂部

5.2−31から約5.1m上）

燃料の崩壊熱及び保有水量の観点から設定
崩壊熱が大きい方が原子炉水位低下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（通常運転時においてサイクル末期の炉心平均燃焼度が33GWd／t以下となるよう燃料を配置する。）
遮蔽維持水位到達までの時間余裕の観点で厳しい，通常運転水位を設定

事故条件

原子炉初期水温52℃

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の設計値を設定

原子炉初期圧力大気圧

原子炉の運転停止1日後の実績を設定

外部水源の温度35℃

起因事象

外部電源喪失送電系統又は所内主発電設備の故障等による，外部電源喪失を設定

全交流動力電源喪失

非常用ディーゼル発電機等の機能喪失を設定

外部電源なし起因事象として外部電源の喪失を設定

安全機能の喪失に
対する仮定
外部電源

※

ANSI／ANS-5.1-1979

条件設定の考え方

原子炉注水による原子炉水位維持の観点で厳しい高めの水温として，年間の気象条件変化を包含する高めの水温を設定

原子炉停止から 1 日（24 時間）後とは，発電機解列からの時間を示している。通常停止操作において原子炉の出力は発電機解列以前から徐々に低下させるが，崩壊熱評価
は原子炉スクラムのような瞬時に出力を低下させる保守的な計算条件となっている。

第 5.2−2 表項

目

主要評価条件（全交流動力電源喪失）(2／2)

主要評価条件

条件設定の考え方

重大事故等対策に関連する機器条件

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

27m ３ ／h

崩 壊熱 による 原子 炉 冷却材 の蒸 散を補 うた め に必要 な原 子炉注 水流 量を設定

流量
緊急用海水系を用いた残留熱交換器1基当たり約24MW（原熱除去系（原子炉停止時冷子炉冷却材温度100℃，海水温却系）による原子炉除熱量

度32℃において）重大事故等対策に関連する操作条件

5.2−32

常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系

熱交換器の設計性能に基づき，残留熱除去系の除熱性能を厳しくする観点で，過去の実績を包含する高めの海水温度を設定

常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作の完了後，常設低圧
事象発生から 25 分後（常設）の起動操作

代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動操作に要する時間を考慮して設定

緊急用海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）復旧後の原子炉除熱操作

事象発生から 4 時間 55 分後

常 設代 替高圧 電源 装 置によ る非 常用母 線及 び 原子炉 保護 系母線 の受 電操作の完了後，残留熱除去系の起動操作に要する時間を考慮して設定

添付資料 5.2.1
安定停止状態について（運転停止中

全交流動力電源喪失）

運転停止中の全交流動力電源喪失時の安定停止状態については以下のとおり。
原子炉安定停止状態：事象発生後，設計基準事故対処設備及び重大事
故等対処設備を用いた炉心冷却により，炉心冠
水が維持でき，また，冷却のための設備がその後も機能維持できると判断され，かつ，必要な要員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合，安定停止状態が確立されたものとする。
【安定停止状態の確立について】
原子炉安定停止状態の確立について
崩壊熱除去機能喪失により原子炉水温が上昇し，沸騰開始による原子炉水位の低下が始まるが，常設代替高圧電源装置により非常用母線への交流電源の供給を開始した後，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）により原子炉冷却材の蒸発量に応じて原子炉注水を実施することによって，原子炉水位を通常運転水位付近で維持することにより，炉心の冷却が維持される。
そ の 後 ，緊 急 用 海 水 系 を 用 い た 残 留 熱 除 去 系（ 原 子 炉 停 止 時 冷 却 系 ）により原子炉除熱を開始することで冷温停止状態に移行することができ，原子炉安定停止状態が確立される。
重大事故等対策時に必要な要員は確保可能であり，また，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
【安定停止状態の維持について】
上記の燃料損傷防止対策により安定停止状態を維持できる。
また，緊急用海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の機能を維持し，原子炉除熱を行うことにより，安定停止状態後の状態維持が可能となる。
（ 添 付 資 料 2.1.1 別 紙 1参 照 ）添付 5.2.1-1

評価条件の不確かさの影響評価について（運転停止中
第 1表

全交流動力電源喪失）

評価条件を最確条件とした場合の運転員の操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（運転停止中

項目

燃料の崩壊熱評価条件（初期，事故及び機器条件）の不確かさ
評価条件
最確条件

約 18.8MW（ANSI/ANS-5.1-1979）（9×9 燃料（A 型），燃
焼度 33GWd／t，原子炉停止後 1 日）約 18.8MW 以下

評価条件設定の考え方

停止後の時間について
は，停止後の時間が短くなるように 1 日後の状態を想定

運転員等の操作時間に与える影響

初期条件

添付 5.2.2-1

最確条件では評価条件で設定している燃料の崩壊熱と同等以下となる。
約 18.8MW の場合は，評価条件と最確条件は同等であることから運転員等
操作時間に与える影響はない。また，
約 18.8MW 未満の場合は，原子炉水温の上昇は緩やかになるが，注水操作
や受電操作は崩壊熱に応じた対応をとるものではなく，全交流動力電源の喪失の認知を起点とする操作であるため，運転員等操作時間に与える影響はない。

評価項目となるパラメータに与える影響
最確条件では評価条件で設定している燃料の崩壊熱と同等以下となる。約 18.8MW の場合は，評価条件と最確条件は同等であることから運転員等操作時間に与える影響はない。また，約 18.8MW 未満の場合は，原子炉水温上昇及び原子炉水位低下速度は緩やかになることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
また，原子炉停止後の時間が短く，燃料の崩壊熱が大きい場合は注水までの時間余裕が短くなる。原子炉水温が100℃かつ原子炉停止から 12 時間後の燃料の崩壊熱の場
合でも，必要な遮蔽が維持できる水位（必要な遮蔽の目安とした 10mSv／h が維持できる水位）である燃料有効長
頂部の約 1.7m 上の高さに到達するまでの時間は約 2.8
時間，燃料有効長頂部までの時間は約 4.2 時間であり，必要な放射線の遮蔽は維持され，原子炉への注水操作に対して十分な時間余裕が確保されているため，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
最確条件では，評価条件で設定している原子炉初期水温より高くなる場合があり，原子炉水位が燃料有効長頂部まで低下するまでの時間余裕は短くなる。原子炉水温が100℃かつ原子炉停止から 12 時間後の燃料の崩壊熱の場
合でも，必要な遮蔽が維持できる水位である燃料有効長
頂部の約 1.7m 上の高さに到達するまでの時間余裕は約
2.8 時間，燃料有効長頂部までの時間余裕は約 4.2 時間
であり，必要な放射線の遮蔽は維持され，原子炉への注水操作に対して十分な時間余裕が確保されているため，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。

最確条件では評価条件で設定している原子炉初期水位より低くなる場合があり，原子炉水位が燃料有効長頂部まで低下するまでの時間余裕は短くなる場合があるものの，燃料有効長頂部まで水位が低下する時間は長くなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。

添付資料 5.2.2

最確条件では評価条件で設定している原子炉初期水位より低くなる場合があり，原子炉水位が燃料有効長頂
残留熱除去系（原子炉部まで低下するまでの時間余裕が短
停止時冷却系）の設計
くなる場合があるものの，原子炉へ
値及び運転停止 1 日後
約 47℃〜約 58℃※１
原子炉初期水温
52℃（実績値）の原子炉水温の実績値の注水操作は原子炉水位に応じた対（47℃〜58℃）を踏ま
応をとるものではなく，崩壊熱除去
えて設定
機能喪失の認知を起点とするものであるため，運転員等操作時間に与える影響はない。
最確条件では評価条件で設定している原子炉初期水位より低くなる場合があり，原子炉水位が燃料有効長頂部まで低下するまでの時間余裕が短く
通常運転水位通常運転水位
原子炉停止初期の通常なる場合があるものの，注水操作や受（燃料有効長頂部から （通常運転水位±10cm
水位付近にある状態を
原子炉初期水位電操作は原子炉水位に応じた対応を
約 5.1m）
程度）
（実績値）
想定
とるものではなく，全交流動力電源の喪失の認知を起点とする操作である
ため，運転員等操作時間に与える影響はない。
※ 1 過 去 の プ ラ ン ト 停 止 操 作 実 施 時 の 発 電 機 解 列 か ら 約 24 時 間 経 過 後 の 原 子 炉 水 温 の 実 績 デ ー タ 。

全 交 流 動 力 電 源 喪 失 ） (1／ 3)

第 1表

評価条件を最確条件とした場合の運転員の操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（運転停止中

項目

原子炉初期圧力

添付 5.2.2-2

原子炉圧力容器の状態評価条件（初期，事故及び機器条件）の不確かさ
評価条件

大気圧

原子炉圧力容器未開放

最確条件

大気圧※２

事故事象毎

初
期
条
件

※2

評価条件設定の考え方

運転員等の操作時間に与える影響

評価項目となるパラメータに与える影響

原子炉停止から 1 日後の原子炉圧力を想定

最確条件は評価条件と同様であることから，事象進展に与える影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない。
仮に，原子炉圧力が大気圧より高い場合は，沸騰開始時間が遅くなり，水位低下速度は緩やかになるが，注水操作や受電操作は崩壊熱に応じた対応をとるものではなく，全交流動
力電源の喪失の認知を起点とする操作である
ため，運転員等操作時間に与える影響はない。

最確条件と評価条件は同様であることから，事象進展に与える影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
仮に，原子炉圧力が大気圧より高い場合は，沸騰開始時間が遅くなり，水位低下速度は緩やかになることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。

炉心の崩壊熱及び保有水量の観点から設定

原子炉圧力容器が未開放の場合は，評価条件と同様であることから，事象進展に与える影
響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない。また，原子炉圧力容器が開放の場合は，原子炉減圧操作が不要となるが，事象進展に与える影響は小さく，運転員等操作時間に与える影響はない。

原子炉圧力容器が未開放の場合は，評価条件と同様であることから，事象進展に与える影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
また，原子炉圧力容器が開放の場合は，原子炉減圧操作が不要となるが，事象進展に与える影
響は小さく，評価条件となるパラメータに与える影響は小さい。

外部水源の温度

35℃

35℃以下

原子炉注水による原子炉水位維持の観点で厳しい高めの水温として，年間の気象条件変化を包含する高めの水
温を設定

外部水源の容量

4,300m３

4,300m３ 以 上（代替淡水貯槽）

代替淡水貯槽の管理下限値を設定

約 800kL 以 上

軽油貯蔵タンクの管理下限値を設定

燃料の容量

約 800kL

全 交 流 動 力 電 源 喪 失 ） (2／ 3)

原子炉停止直後や原子炉圧力容器耐圧試験実施時等の特殊な場合を除く。

最確条件とした場合には，評価条件で設定している外部水源の温度と同等以下となる。
35℃の場合は，解析条件と最確条件は同等であることから，運転員等操作時間に与える影響はない。また，35℃未満の場合は，原子炉注水後の原子炉水位の回復が速くなることが考えられるが，常設代替高圧電源装置からの受電操作や原子炉への注水操作は水源の温度に応じた対応をとるものではなく，全交流動
力電源喪失の認知を起点とする操作であるため，運転員等操作時間に与える影響はない。
管理値下限の容量として事象発生から 7 日間
後までに必要な容量を備えており，水源は枯
渇しないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
管理値下限の容量として事象発生から 7 日間
後までに必要な容量を備えており，燃料は枯
渇しないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。

最確条件とした場合には，評価条件で設定している外部水源の温度と同等以下となる。35℃の場合は，解析条件と最確条件は同等であることから，パラメータに与える影響はない。また，
35℃未満の場合は，原子炉注水後の原子炉水位の回復が早くなることが考えられ，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。

−

−

第 1表

評価条件を最確条件とした場合の運転員の操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（運転停止中項目

添付 5.2.2-3

重
大
事
故
等
対
策
に
関
連
す
る
事
故
条
件
重
大
事
故
等
対
策
に
関
連
す
る
機
器
条
件

起因事象

評価条件（初期，事故及び機器条件）の不確かさ
評価条件
最確条件

評価条件設定の考え方

外部電源喪失起因事象として，送電系
統の故障等によって，外部電源喪失が発生することを想定−

運転員等の操作時間に与える影響

全 交 流 動 力 電 源 喪 失 ） (3／ 3)
評価項目となるパラメータに与える影響

最確条件と評価条件は同様であることから， 最確条件と評価条件は同様であることか
事象進展に与える影響はなく，運転員等操作 ら，事象進展に与える影響はなく，評価項
時間に与える影響はない。
目となるパラメータに与える影響はない。

安全機能の喪失に対する仮定

全交流動力電源喪失−

全ての非常用ディーゼル等の機能喪失を設定

外部電源

外部電源なし−起因事象として，外部電源が喪失することを想定

外部電源喪失は起因事象として設定していることから，外部電源がある場合については考慮しない。

常設低圧代替注水系ポンプを用いた
低圧代替注水系（常設）の原子炉
注水流量

27m３／h崩壊熱量に応じた原子炉
注水流量を設定最確条件と評価条件は同様であることから， 最確条件と評価条件は同様であることか
事象進展に与える影響はなく，運転員等操作 ら，事象進展に与える影響はなく，評価項
時間に与える影響はない。
目となるパラメータに与える影響はない。

熱交換器の設計性能に基づき，残留熱除去系の除熱性能を厳しくする観点
で，過去の実績を包含す
る高めの海水温度を設定

最確条件とした場合には，海水温度が評価条件と同等以上となる。43MW の場合は，解析
条件と最確条件は同等であることから，運転員等操作時間に与える影響はない。また，
43MW を超える場合は除熱性能が向上するが，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱後に行う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。

緊急用海水系を用いた残留熱 除 去 系（ 原 子
炉停止時冷却系 ）による原子炉
除熱量

熱交換器 1 基当たり
約 24MW（原子炉冷却材温度
100℃，海水温度 32℃において）

27m３／h熱交換器 1 基当たり
約 24MW 以上（原子炉冷却材温度
100℃，海水温度 32℃以下において）

外部電源喪失は起因事象として設定していることから，外部電源がある場合については考慮しない。

−

第 2表
項目

添付 5.2.2-4

操
作
条
件

常設低圧代替注
水系ポンプを用いた低圧代替注
水系（常設）の起動操作

運 転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 ， 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タ に 与 え る 影 響 及 び 操 作 時 間 余 裕 （ 1 ／ 2）
評価条件(操作条件)
評価上の評価条件設定の
操作開始
考え方
条件

常設低圧
代替注水
系ポンプ
を用いた
低圧代替
注水系（常
設）の起動
操作：事象
発生から
25 分後

状況判断，全交流動
力電源喪失の判断，
常設代替高圧電源装
置からの受電操作，及び常設低圧代替注
水系ポンプを用いた
低圧代替注水系（常設）の起動操作に要する時間を考慮して設定

操作の不確かさ要因【認知】中央制御室にて外部電源受電及び非常用ディーゼル発電機等の電源回復ができない場合，早期の電源回復不可と判断し，これにより常設低圧代替注水系
ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の準備を開始する手順としている。事象判断の時間として 10 分を想定しており，全交流動力電源喪失時に交流電源及び注水手段の確保の必要性を認知することは容易であることから，認知遅れが操作開始時間に影響を及ぼす可能性は非常に小さい。
【要員配置】
中央制御室での操作のみであり，運転員は中央制御室に常駐していることか
ら，操作時間に与える影響はない。
【移動】
中央制御室での操作のみであり，移動が操作開始時間に与える影響はない。
【操作所要時間】
操作所要時間は 1 分単位で設定しており，実際の操作時間は評価上の想定時間よりも早くなることから，操作開始
時間に与える影響はない。
【他の並列操作の有無】
他の並列操作はないことから，操作開始時間に与える影響はない。
【操作の確実さ】
中央制御室の制御盤のスイッチによる簡単な操作であり，誤操作は起こりにくいことから，誤操作等が操作開始時間に影響を及ぼす可能性は非常に小さい。

運転員等操作時間に与える影響

常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）の起動操作は，常設代替
高圧電源装置からの受電操作後に実施するため，受電操作の影響を受けるが，実際の操作時間が評価上の操作開始時間とほぼ同等であり，操作開始時間に与える影響は小さい。

評価項目となるパラメータに与える
影響

操作時間余裕

訓練実績等

実際の操作開始時
間は評価上の設定とほぼ同等である
ことから，評価項
目となるパラメー
タに与える影響は小さい。

原子炉水位が通常運転水位から放射線の遮蔽が維持される最低水位に到達するまでの時間
は 4.5 時間，通常水位から燃料有効
長頂部まで低下す
るまでの時間は約
6.3 時間であり，これに対して全交
流動力電源喪失を認知して注水準備を完了するまでの
時間は 25 分であることから，時間余裕がある。

常設低圧代替注水系ポンプを用いた
低圧代替注水系（常設）の起動操
作は，所要時間を
3 分と想定しているところ，訓練実
績では約 3 分である。
想定で意図している運転操作が実現可能なことを確認
した。

第 2表

運 転 員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 ， 評 価 項 目 と な る パ ラ メ ー タ に 与 え る 影 響 及 び 操 作 時 間 余 裕 （ 2 ／ 2）
評 価 条 件 (操 作 条 件 )

項目

操
作
条
件

緊 急 用 海 水系 を 用 い た
残 留 熱 除 去系（ 原 子 炉 停止時冷却系）
復 旧 後 の 原子 炉 除 熱 操
作

評価上の
操作開始
条件

事 象 発 生から 4 時間
55 分 後

評価条件設定の考え方

添付 5.2.2-5

状 況 判 断 ，全 交 流 動 力 電 源 喪 失 の
判 断 ，常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 に よる 緊 急 用 母 線 の 受 電 操 作 ，常 設 代替高圧電源装置による非常用母線 の 受 電 準 備 操 作 ，常 設 代 替 高 圧電源装置による非常用母線の受
電 操 作 ，原 子 炉 保 護 系 母 線 の 受 電
操 作 ，及 び 緊 急 用 海 水 系 を 用 い た
残 留 熱 除 去 系（ 原 子 炉 停 止 時 冷 却系 ）復 旧 後 の 原 子 炉 除 熱 操 作 に 要する時間を考慮して設定操作の不確かさ要因

−

運転員等操
作時間に与
える影響

−

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−

常設低圧代替
注水系ポンプを用いた低圧
代替注水系（常設）により，原子炉へ
の注水を実施していることから，緊急用
海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）
復旧後の原子
炉除熱操作には時間余裕がある。

所要時間を 31 分
で想定しているところ，訓練では
約 23 分で実施可
能であることを確認した。
想定で意図している運転操作が実現可能なことを確認した。

添付資料 5.2.3
運転停止中の全交流動力電源喪失時におけるサプレッション・プール水への影響について

運転停止中において全交流動力電源喪失が発生し，崩壊熱除去機能が喪失した場合は，崩壊熱除去機能を回復するまでの間，原子炉注水及び原子炉減圧により原子炉水位を維持する。原子炉減圧の実施の際は，原子炉内の熱量がサプレッション・プールへと移行するため，サプレッション・プール水の温度が上昇する。
運転停止中において全交流動力電源喪失が喪失した際の評価として，原子炉水温が 100℃に到達した時点（事象発生から約 1.1 時間後）から，常設代替高圧電源装置による常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による注水で原子炉水位を維持した場合のサプレッション・プール
水温の変化を，ＭＡＡＰを用いて評価した。主要解析条件は第 1 表のとおりである。事象発生後の時間に対するサプレッション・プールの水温及び水位の推移を第 1 図及び第 2 図に示す。サプレッション・プール水温が 100℃となる時間は事象発生から約 20.3 時間後であり，そのときのサプレッション・
プール水位は，約 8.2m（通常水位から約 1.2m 上）にとどまる。

添付 5.2.3-1

第1表
分類

主要解析条件（全交流動力電源喪失）

項目

事象発生時のプラント状態

解析条件

備考

崩壊熱

原子炉停止 1 日後−

原子炉初期水温57℃−

原子炉初期圧力大気圧−

格納容器初期圧力大気圧−

格納容器初期温度

液相部：32℃
気相部：67℃

−

水源の温度

35℃

−

事象発生

全交流動力電源喪失の発生−

事象発生約 21 分後
事象進展

事象発生約 1.1 時間後

常設代替高圧電源装置による常設低圧−
代替注水系ポンプを用いた低圧代替注
水系（常設）への給電完了
逃がし安全弁 1 個による減圧操作
常設低圧代替注水系ポンプを用いた低原子炉水温 100℃到達
圧代替注水系（常設）による原子炉注
原子炉注水流量 378m3／h
水開始（原子炉水位をレベル３〜レベ
ル８に維持）

400

サプレッション・ プール水温300

原 子 炉 注 水及 び 原 子炉
減 圧 開 始 （事 象 発 生から約 1.1 時間後）

200

サプレッション・プール
水温 100℃到達（事象発
生から約 20.3 時間後）

100

（℃）

0

0

12

24

36

事象発生後の時間（h）

第1図

事象発生後のサプレッション・プール水温の推移

添付 5.2.3-2

48

20

15

サプレッション・プール水温
100℃到達時，約 8.2m（通常水位から約 1.2m 上）

10

ー

サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
プ

ル
水
位

5

(m)

0
0

12

20.3

24

36

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2SBO-WG76001

第2図

事象発生後のサプレッション・プール水位の推移

添付 5.2.3-348添付資料 5.2.4
7 日間における水源の対応について（運転停止中1.

全交流動力電源喪失）

水源に関する評価①

淡水源（有効水量）・ 代 替 淡 水 貯 槽 ： 4,300m ３

2.
①

水使用パターン
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
事 象 発 生 1.1 時 間 後 ， 崩 壊 熱 に 相 当 す る 流 量 で ， 代 替 淡 水 貯 槽
を水源とした常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作を実施する。
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の運転による原子炉注水が 開 始 さ れ る 事 象 発 生 後 約 4 時 間 55 分 後 ， 常 設 低 圧 代 替 注 水 系 ポ
ンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を停止す
る。

3.

時間評価
原子炉注水によって，代替淡水貯槽の水量は減少する。
事 象 発 生 後 4 時 間 55 分 ま で に 残 留 熱 除 去 系（ 原 子 炉 停 止 時 冷 却 系 ）の運転を再開し，常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を停止するため，代替淡水貯槽の水量の減少は停止する。
こ の 間 の 代 替 淡 水 貯 槽 の 使 用 水 量 は 合 計 約 110m ３ で あ る 。
添付 5.2.4-1

4.

水源評価結果時 間 評 価 の 結 果 か ら ，7 日 間 の 対 応 に お い て 合 計 約 110m ３ の 水 が 必

要 と な る が ， 代 替 淡 水 貯 槽 に 合 計 4,300m ３ の 水 を 保 有 す る こ と か ら
必要水量を確保している。このため，安定して冷却を継続することが可能である。

添付 5.2.4-2

添付資料 5.2.5
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）

保守的に全ての設備が，事象発生直後から 7 日間燃料を消費するものとして
評価する。
時系列
常設代替高圧電源装置 5 台起動（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
420.0L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×5 台（運転台数）＝約 352.8kL

緊急時対策所用発電機 1 台起動（燃料消費率は保守的に定格出力運転時を想定）
411L/h(燃料消費率)×168h（運転時間）×1 台（運転台数）＝約 70.0kL

添付 5.2.5-1

合計

判定

7 日間の
軽油消費量
約 352.8kL

軽油貯蔵タ
ンクの容量
は 約 800kL
であり，7 日
間対応可能

7 日間の
軽油消費量
約 70.0kL

緊急時対策
所用発電機
燃料油貯蔵
タンクの容
量 は 約 75kL
であり，7 日間の対応可能

添付資料 5.2.6
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）

主要負荷リスト【 電 源 設 備：常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 】

起動順序

①
②
③

④

⑤

⑥

⑦
⑧
⑨
⑩
⑪
⑫
⑬

負荷容量
(kW)

主要機器名称緊急用母線自動起動負荷・ 緊 急 用 直 流 125V充 電 器
・その他必要な負荷
常設低圧代替注水系ポンプ
常設低圧代替注水系ポンプ※1
非常用母線２Ｃ自動起動負荷・ 直 流 125V充 電 器 Ａ
・非常用照明※５・ 120／ 240V計 装 用 主 母 線 盤 ２ Ａ
・その他必要な負荷
・その他不要な負荷※５
非常用母線２Ｄ自動起動負荷・ 直 流 125V充 電 器 Ｂ
・非常用照明※５・ 120／ 240V計 装 用 主 母 線 盤 ２ Ｂ
・その他不要な負荷※５
非常用ガス再循環系排風機
非常用ガス処理系排風機
その他必要な負荷
停止負荷

約 60
約 86
約 134
約 135
約 55
約8
約 95
約 − 52中央制御室換気系空気調和機ファン
中央制御室換気系フィルタ系ファン
その他必要な負荷
蓄電池室排気ファン
その他必 要 な 負荷

約 45
約8
約 183
約8
約 154

原子炉保護系電源装置 ２Ａ
原子炉保護系電源装置 ２Ｂ
緊急用海水ポンプそ の 他 必 要 な 負荷
残留熱除去系ポンプ
その他必要な負荷
停止負荷
常 設 低 圧 代 替 注 水 系 ポ ン プ 2台
代替燃料プール冷却系ポンプ

約 45
約 45
約 510
約4
約 584
約3

負荷起動時の最
大負荷容量(kW)

定常時の連続最
大負荷容量
(kW)

約 252

約 204

約 689
約 879

約 394
約 584

約 1,166

約 1,153

約 1,573

約 1,568

約 1,862

約 1,674

約 2,251

約 1,910

約 2,464

約 2,072

約 2,396

約 2,162

約 3,144

約 2,676

約 4,101

約 3,263

約 120
約 84
約 190
約 190
約 79
約 108
約 134
約 14
約 234

約 − 380―

約 2,883約 30

約 2,992

約 2,913負 荷 容 量 (kW)
常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 5台 の 最 大 容 量 6,900kW※ ２

7,000

6,000

常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 5台 の 連 続 定 格 容 量 5,520kW※ ３

5,000

⑪
4,000

3,000

⑩

常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 2台の 最 大 容 量 2,760kW※ ２

最大負荷容量
約 4,101kW

⑫

⑬

⑧⑨
⑦
⑥
⑤

2,000

④
1,000

②

③

常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 2台の 連 続 定 格 容 量 2,208kW※ ３

①
0

▲
1
常設代替高圧電源装置 2 台
起動▲
2
常設代替高圧電源装置 3 台
追加起動※４3

450

経 過 時 間 (h)常設代替高圧電源装置の負荷積算イメージ
※1
※2
※3
※4
※5

常設低圧代替注水系ポンプ 1 台でも崩壊熱による蒸発を上回る注水流量を確保可能
常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 定 格 出 力 運 転 時 の 容 量 （ 1,380kW×運 転 台 数 ＝ 最 大 容 量 ）常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 定 格 出 力 運 転 時 の 80％ の 容 量 （ 1,380kW×0.8×運 転 台 数 ＝ 連 続 定 格 容 量 ）非常用母線の負荷への給電に伴い，負荷容量が増加するため，常設代替高圧電源装置を 3 台追加起動する
有効性評価で期待していないが電源供給される不要な負荷

添付 5.2.6-1

5.3

原子炉冷却材の流出

5.3.1

事故シーケンスグループの特徴，燃料損傷防止対策(1)

事故シーケンスグループ内の事故シーケンス
事故シーケンスグループ「原子炉冷却材の流出」に含まれる事故シーケ
ンスとしては，「 1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，①「原子炉冷却材の流出（ＲＨＲ切替時のＬＯＣＡ）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗」，②「原子炉冷却材の流出（ＣＵＷブロー時のＬＯＣＡ）＋崩壊
熱除去・炉心冷却失敗」，③「原子炉冷却材の流出（ＣＲＤ点検時のＬＯＣ
Ａ）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗」及び④「原子炉冷却材の流出（ＬＰＲ
Ｍ点検時のＬＯＣＡ）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗」である。

(2)

事故シーケンスグループの特徴及び燃料損傷防止対策の基本的考え方
事故シーケンスグループ「原子炉冷却材の流出」は，運転停止中に原子
炉冷却材圧力バウンダリに接続された系統から，運転員の誤操作等により系外への原子炉冷却材の流出が発生することを想定する。このため，原子炉冷却材の流出に伴い，保有水量が減少することから，緩和措置がとられない場合には，原子炉水位の低下が継続し，燃料損傷に至る。
本事故シーケンスグループは，原子炉冷却材の流出によって燃料損傷に至る事故シーケンスグループである。このため，重大事故等対処設備の有効性評価としては，注水機能に対する重大事故等対処設備に期待することが考えられる。
以上により，本事故シーケンスグループでは，原子炉注水機能を用いて燃料損傷の防止を図るとともに，最終的な熱の逃がし場へ熱の輸送を行う
ことによって原子炉除熱を行う。

5.3−1

(3)

燃料損傷防止対策
事故シーケンスグループ「原子炉冷却材の流出」において，燃料が著し
い損傷に至ることなく，かつ十分な冷却を可能とするため，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水手段及び運転員による原子炉冷却材流出の停止手段を整備する。また，安定状態に向けた対策として，残留熱除去
系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱手段を整備する。対策の概略
系統図を第 5.3−1 図に，対応手順の概要を第 5.3−2 図に示すとともに，対策の概要を以下に示す。また，重大事故等対策における手順と設備の関係を第 5.3−1 表に示す。
本事故シーケンスグループにおける重要事故シーケンスにおいて必要な要員は，災害対策要員（初動）9 名である。
災害対策要員（初動）の内訳は，当直発電長 1 名，当直副発電長 1 名，
運転操作対応を行うための当直運転員 3 名及び指揮，通報連絡を行うための災害対策要員（指揮者等）4 名である。
必要な要員と作業項目について第 5.3−3 図に示す。
なお，重要事故シーケンス以外の事故シーケンスについては，作業項目
を重要事故シーケンスと比較し，必要な要員を確認した結果，災害対策要員（初動）9 名で対処可能である。
ａ．原子炉冷却材流出の確認
原子炉水位の低下及びサプレッション・プールの水位の上昇を，1 時
間毎の中央制御室の巡視により確認する。
原子炉冷却材圧力バウンダリ外への原子炉冷却材の流出を確認するために必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域）等である。
（添付資料 5.1.1）
5.3−2

ｂ．作業員への退避指示
当直発電長は，原子炉冷却材流出を確認後，中央制御室から送受話器（ページング）により現場作業員への退避指示を行う。
（添付資料 5.1.2）
ｃ．待機中の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作
原子炉冷却材の流出により低下した原子炉水位を回復するため，中央制御室からの遠隔操作により待機中の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水を実施する。これにより，原子炉水位は回復する。
残留熱除去系（低圧注水系）の起動確認に必要な計装設備は，残留熱除去系系統流量等である。
ｄ．原子炉冷却材流出箇所の隔離操作
原子炉冷却材圧力バウンダリに接続された系統から原子炉冷却材が流出している箇所の隔離を行うことで，原子炉冷却材の流出が停止することを確認する。
原子炉冷却材流出箇所の隔離を確認するために必要な計装設備は，原子炉水位（広帯域）及び原子炉水位（燃料域）等である。
ｅ．残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱操作
待機中の残留熱除去系（低圧注水系）運転による原子炉水位回復後，中央制御室及び現場 ※ にて残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）への切替操作を実施し，原子炉除熱を行う。
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱を確認するために必要な計装設備は，残留熱除去系熱交換器入口温度等である。
※

残留熱除去系の系統加圧ラインの手動弁を閉状態にする。

以降，原子炉除熱は残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）により継続的
5.3−3

に実施する。

5.3.2 燃料損傷防止対策の有効性評価(1)

有効性評価の方法
本事故シーケンスグループを評価する上で選定した重要事故シーケンス
は，「1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，原子炉冷却材の流出を起因事象とする「原子炉冷却材の流出（ＲＨＲ切替時のＬＯ
ＣＡ）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗」である ※ 。
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）は通常，2 系統あるうち 1 系統を用いて崩壊熱除去を実施しており，プラント状態（以下「ＰＯＳ」という。）−ＡからＰＯＳ−Ｄの期間において，作業や点検等に伴い運転号機の切替を実施する場合がある。運転号機の切替に当たって，原子炉冷却材が系外に流出しないように系統構成を十分に確認して行うが，操作の誤り等によって原子炉冷却材が系外に流出する事象を想定している。
「ＲＨＲ切替時のＬＯＣＡ」は原子炉冷却材流出事象発生時の認知が他の作業等よりも困難な事象であり，原子炉水位が通常運転水位であるＰＯ
Ｓを想定することにより，時間余裕の観点においても最も厳しい想定となる。なお，原子炉水位が通常運転水位の場合は原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域）等による警報や緩和設備の自動起動に期待できることも考えられるが，評価上これらに期待しない場合でも評価項目を満足することを確認することにより，運転停止中の他のＰＯＳにおいても評価項目を満足できる。
本重要事故シーケンスでは，操作の誤り等による原子炉冷却材の系外流出により原子炉水位が低下するが，燃料有効長頂部の冠水及び未臨界を維持できることを評価する。さらに，原子炉水位が放射線の遮蔽が維持され5.3−4

る水位を確保できることを評価する。
また，評価条件の不確かさの影響評価の範囲として，本重要事故シーケ
ンスにおける運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価する。
※

ＲＨＲ切替時のＬＯＣＡによる流出は他の原子炉冷却材流出事象と比べて燃料損傷までの時間余裕が短い（添付資料 5.3.1，5.3.2）(2)

有効性評価の条件
本重要事故シーケンスに対する初期条件も含めた主要な評価条件を第5.3−2 表に示す。また，主要な評価条件について，本重要事故シーケンス
特有の評価条件を以下に示す。

ａ．初期条件(a)

原子炉圧力容器及び格納容器の状態
運転停止中における原子炉圧力容器の状態は，未開放状態又は開放状態であるが，遮蔽維持水位到達までの時間余裕の観点で厳しい未開放状態を評価条件とする。また，格納容器の状態は開放状態とし，格納容器蓋等の構造物による放射線の遮蔽には期待しない評価条件とする。なお，原子炉未開放時においては原子炉水位による警報発生や緩和設備の自動起動等に期待できる場合があるが，本評価ではこれらに期待しないこととする。

(b)

原子炉初期水位及び原子炉初期水温
運転停止中における原子炉水位は，通常運転水位（燃料有効長頂部から約 5.1m 上）から原子炉ウェル満水（燃料有効長頂部から約 16.7m
上）までの範囲であるが，遮蔽維持水位到達までの時間余裕の観点で
5.3−5

厳しい通常運転水位を評価条件とする。なお，原子炉初期水位が原子
炉ウェル満水の場合は，原子炉圧力容器蓋による遮蔽に期待できなくなるものの，保有水量が多く，遮蔽維持水位到達までの余裕時間は通常運転水位の場合よりも長くなることから，通常運転水位の場合に評価項目を満足することを確認することにより，原子炉ウェル満水の場
合においても評価項目を満足できることを確認できる。
また，原子炉初期水温は残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の設計温度である 52℃を評価条件とする。
(c)

残留熱除去系の初期運転状態
残留熱除去系の初期運転状態は以下の状態とし，残留熱除去系の運転号機を残留熱除去系（Ａ）から残留熱除去系（Ｂ）へ切り替えるものとする。
・残留熱除去系（Ａ）：原子炉停止時冷却系の状態で運転中・残留熱除去系（Ｂ）：低圧注水系の状態で待機中
・残留熱除去系（Ｃ）：点検に伴う待機除外中

ｂ．事故条件(a)

原子炉冷却材のサプレッション・チェンバへの流出流量
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の運転号機の切替時の原子炉
冷却材の流出を想定する。具体的には，切替後に運転する残留熱除去
系の系統構成の際，原子炉停止時冷却系流量調整弁の開操作が不十分な状態で残留熱除去系ポンプを起動することにより，残留熱除去系ポンプミニマムフロー弁がインターロックにより自動開となり，開固着することによって原子炉冷却材がサプレッション・チェンバへ流出することを想定し，流出流量は 45m３ ／h とする。
5.3−6

(b)

崩壊熱による原子炉水温の上昇及び蒸発について
本評価事象では原子炉冷却材の流出流量を厳しく評価するため，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）は運転状態を想定しており，崩壊熱除去機能は維持されていることから，崩壊熱による原子炉水温の上昇及び蒸発については考慮しない。なお，残留熱除去系（原子炉停止
時冷却系）の吸込み配管の高さは燃料有効長頂部以下にあるため，本事故シーケンスの水位低下量を踏まえても崩壊熱除去機能は維持され
る。

(c)

外部電源
外部電源はあるものとする。
外部電源がない場合は，原子炉保護系電源の喪失により残留熱除去
系（原子炉停止時冷却系）のポンプ吸込ラインの格納容器隔離弁が閉となり，原子炉冷却材流出が停止することから，外部電源はあるものとする。

ｃ．重大事故等対策に関連する機器条件(a)

残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水流量
残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水流量は 1,605m ３ ／hを設定するものとする。

(b)

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の伝熱容量
伝熱容量は，熱交換器の設計性能に基づき 1 基当たり約 43MW（原子炉冷却材温度 100℃，海水温度 32℃において）とする。

ｄ．重大事故等対策に関連する操作条件
運転員等操作に関する条件として，「1.3.5
5.3−7

運転員等の操作時間に対する仮定」に示す分類に従って以下のとおり設定する。
(a)

原子炉冷却材の流出は，事象発生から 1 時間後の中央制御室の巡視において認知するものとする。なお，原子炉未開放時においては原子炉水位による警報発生や緩和設備の自動起動等に期待できる場合があるが，本評価ではこれらに期待しないこととする。

(b)

残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作は，原子炉水位低下確認後，事象発生から 2 時間後に実施するものとする。また，運転中の残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）からの原子炉冷却材流出箇所の隔離操作は，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉水位の回復後に実施するものとする。

(c)

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の運転は，原子炉冷却材流出箇所の隔離操作後に実施するものとする。

(3)

有効性評価の結果
本重要事故シーケンスの原子炉水位の推移を第 5.3−4 図に，原子炉水位と線量率の関係を第 5.3−5 図に示す。
ａ．事象進展事象発生後，原子炉冷却材が流出することにより，原子炉水位は低下し始めるが，原子炉水位の低下により異常事象を認知し，事象発生から2 時間経過した時点で，待機中の残留熱除去系ポンプを起動し，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水を行う。
その後は原子炉冷却材の流出箇所を隔離することによって流出を止め，また，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の運転により原子炉除熱を
行う。

5.3−8

ｂ．評価項目等
原子炉水位は，第 5.3−4 図に示すとおり，燃料有効長頂部の約 2.1m
上まで低下するにとどまり，燃料は冠水維持される。
原子炉圧力容器は未開放であり，必要な遮蔽が維持できる水位（必要な遮蔽の目安とした 10mSv／h※ が維持される水位）である燃料有効長頂部の約 1.7m 上を下回ることがないため，放射線の遮蔽は維持される。なお，線量率の評価点は燃料取替機床上としている。また，全制御棒全挿入状態が維持されているため，未臨界は確保されている。
原子炉水位回復後，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の運転による原子炉除熱を行うことで，安定状態を維持できる。
以上により，本評価では，「1.2.4.2

有効性を確認するための評価項

目の設定」に示す(1)から(3)の評価項目について，対策の有効性を確認した。
※

本事故シーケンスグループにおける必要な遮蔽の目安とした線量率は，原
子炉建屋原子炉棟 6 階での操作時間から 10mSv／h と設定した。原子炉建屋
原子炉棟 6 階での操作は，使用済燃料プールの同時被災時における重大事
故等対応要員による使用済燃料プールスプレイの準備操作（可搬型スプレ
イノズルの設置及びホース敷設等）を想定しており，原子炉建屋原子炉棟
6 階を含め，原子炉建屋内に滞在する時間は 2.2 時間以内である。そのため，重大事故等対応要員の被ばく量は最大でも 22mSv であり，緊急作業時における被ばく限度の 100mSv に対して余裕がある。
また，作業員等が事象発生時に原子炉建屋原子炉棟 6 階に滞在していた場
合でも，事象発生後速やかに管理区域外へ退避するため，原子炉建屋原子炉棟 6 階での被ばく量は限定的である。

（添付資料 5.1.7，5.3.3）
5.3−9

5.3.3

評価条件の不確かさの影響評価

評価条件の不確かさの影響評価の範囲としては，運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価する。
本重要事故シーケンスでは，事象進展が緩やかであり，運転員等操作である待機中の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水で，水位を回復させることが特徴である。よって，不確かさの影響を確認する運転員等操作は，事象進展に有意な影響を与えると考えられる操作として，待機中の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作とする。

(1)

評価条件の不確かさの影響評価
ａ．初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件
初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件は，第5.3-2 表に示すとおりであり，それらの条件設定を設計値等，最確条件とした場合の影響を確認する。また，評価条件の設定に当たっては，設計値を用いるか又は評価項目に対する余裕が小さくなるよう保守的な設定をしていることから，その中で事象進展に有意な影響を与えると考えられる事象発生前の原子炉初期水位及び原子炉圧力容器の状態，並びに原子炉初期圧力に関する影響評価の結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
初期条件の原子炉初期水位及び原子炉圧力容器の状態については，
評価条件として設定した通常運転水位かつ原子炉圧力容器が閉鎖状態
に対し，最確条件は事故事象毎に異なる。原子炉圧力容器が開放状態
で，原子炉ウェル満水期間又は原子炉ウェル満水への移行期間，かつ5.3−10プールゲートが閉状態の場合については，評価条件よりも原子炉初期
水位が高くなるため時間余裕が長くなるが，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作及び原子炉冷却材流出箇所の隔離操作は原
子炉冷却材流出の認知を起点とする操作であるため，運転員等操作時間に与える影響はない。また，プールゲートが開状態の場合は更に時
間余裕が長くなるが，同様の理由により運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の原子炉初期圧力は，評価条件の大気圧に対して最確条件
も大気圧であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，評価条件と同様であることから，事象進展に与える影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない。

(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
初期条件の原子炉初期水位及び原子炉圧力容器の状態については，
評価条件として設定した通常運転水位及び原子炉圧力容器未開放に対し，最確条件は事故事象毎に異なる。原子炉圧力容器が開放状態で，原子炉初期水位が原子炉ウェル満水又は原子炉ウェル満水への移行期
間，かつプールゲートが閉状態の場合においては，評価条件よりも原子炉初期水位が高くなるため，ＲＨＲ切替時のＬＯＣＡにより遮蔽が維持される水位まで原子炉水位が低下するまでの時間は約 18.4 時間となり，評価条件に比べて時間余裕が長くなる。また，プールゲート
が開状態の場合は更に時間余裕が長くなることから，評価項目となるパラメータに与える余裕は更に大きくなる。
初期条件の原子炉初期圧力は，評価条件の大気圧に対して最確条件
も大気圧であり，本評価条件の不確かさとして，最確条件とした場合，
5.3−11

評価条件と同様であることから，事象進展に与える影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない。

ｂ．操作条件
操作条件の不確かさとして，操作に係る不確かさを「認知」，「要員配置」，「移動」，「操作所要時間」，「他の並列操作有無」及び「操作の確実さ」の 6 要因に分類し，これらの要員が運転員等操作時間に与える影響を評価する。また，運転員等操作時間に与える影響が評価項目となるパラメータに与える影響を評価した。評価結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
操作条件の待機中の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作は，評価上の操作開始条件として，事象発生から 2 時間後を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，原子炉水位の低下を確認した際に原子炉注水の必要性を認知することは容易であり，評価では事象発生から 2 時間後の原子炉注水操作開始を設定しているが，実際は運転員の残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の運転号機の切替時のプラント状態確認による早期の認知に期待でき，その後速やかに原子炉注水操作を実施するため，その開始時刻は早くなると考えられる。また，その他の操作と並列して実施する場合でも，順次実施し所定の時間までに操作を完了できることから影響はない。
操作条件の原子炉冷却材流出箇所の隔離操作は，操作条件の待機中の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作の開始時間が早くなることに伴い，当操作の開始時間が早くなる場合が考えられる。
また，その他の操作と並列して実施する場合でも，順次実施し所定の時間までに操作を完了できることから影響はない。
5.3−12

操作条件の残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱
操作は，操作条件の待機中の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作の開始時間が早くなることに伴い，当操作の開始時間が早くなる場合が考えられる。また，その他の操作と並列して実施する場
合でも，順次実施し所定の時間までに操作を完了できることから影響
はない。

(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
操作条件の待機中の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水
操作は，運転員等操作時間に与える影響として，原子炉注水の開始が早くなる場合は原子炉水位低下が抑制され，評価項目となるパラメー
タに与える余裕は大きくなる。
操作条件の原子炉冷却材流出箇所の隔離操作は，運転員等操作時間に与える影響として，原子炉冷却材流出の停止操作が早くなる場合は原子炉水位の低下が抑制され，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。

(2)

操作時間余裕の把握操作遅れによる影響度合いを把握する観点から，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認できる範囲内で操作時間余裕を確認し，その結果を以下に示す。
操作条件の待機中の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作について，当該操作に対する時間余裕は，必要な遮蔽が確保される最低水位に到達するまでに約 2.3 時間あり，これに対して，事故を認知して原子炉注水を開始するまでの時間は 2 時間であることから，時間余裕がある。
5.3−13

操作条件の原子炉冷却材流出箇所の隔離操作について，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作で原子炉水位を回復させた後に実施する操作であるため，十分な時間余裕がある。

(3)

ま と め
評価条件の不確かさの影響評価の範囲として，運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を確認した。この結果，評価条件等の不確かさを考慮した場合においても評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。この他，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認できる範囲内において，操作時間には時間余裕がある。
（添付資料 5.3.4）

5.3.4

必要な要員及び資源の評価(1)

必要な要員の評価
事故シーケンスグループ「原子炉冷却材の流出」の重大事故等対策時における必要な災害対策要員（初動）は，「5.3.1(3)示すとおり 9 名である。
「 6.2

燃料損傷防止対策」に

重大事故等対策時に必要な要員の評価結果」

で説明している災害対策要員（初動）の 37 名で対処可能である。
(2)

必要な資源の評価
事故シーケンスグループ「原子炉冷却材の流出」において，必要な水源，
燃料及び電源は，「7.5.1(2)

資源の評価条件」の条件にて評価している。

その結果を以下に示す。
ａ．水源

待機中の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作について
5.3−14

は，必要な注水量が少なく，また，サプレッション・チェンバ水を水源とすることから，水源が枯渇することはなく，7 日間の対応が可能であ
る。

ｂ．燃

料

本重要事故シーケンスは，外部電源がある場合を想定した事象である
ため，軽油貯蔵タンクに保有する軽油の使用は想定していない。
緊急時対策所用発電機による電源供給について，事象発生直後から 7日間の緊急時対策所用発電機の運転を想定すると，約 70.0kL の軽油が必要となる。緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンクに約 75kL の軽油を保有していることから，緊急時対策所用発電機による 7 日間の電源供給の継続が可能である。

ｃ．電源

本重要事故シーケンスは，外部電源がある場合を想定した事象である
ため，非常用ディーゼル発電機等からの電源供給は想定していない。
緊急時対策所用発電機については，必要負荷に対しての電源供給が可
能である。

5.3.5

結

論

事故シーケンスグループ「原子炉冷却材の流出」では，残留熱除去系の運転号機の切替時の操作誤り等によって原子炉冷却材が系外に流出することで原子炉圧力容器内の保有水量が減少し，燃料損傷に至ることが特徴である。
事故シーケンスグループ「原子炉冷却材の流出」に対する炉心損傷防止対策としては，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水手段及び運転員に
5.3−15よる原子炉冷却材流出の停止手段を整備している。また，安定状態に向けた対策として，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱手段を整備している。
事故シーケンスグループ「原子炉冷却材の流出」の重要事故シーケンス「原子炉冷却材の流出（ＲＨＲ切替時のＬＯＣＡ）＋崩壊熱除去・炉心冷却失敗」
について，有効性評価を実施した。
上記の場合においても，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水を行うことにより，燃料は露出することなく燃料有効長頂部は冠水しているため，燃料損傷することはない。
その結果，燃料有効長頂部の冠水，放射線の遮蔽の維持及び未臨界の確保ができることから，評価項目を満足している。また，安定状態を維持することができる。
評価条件の不確かさについて確認した結果，運転員等操作時間に与える影響及び評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，対策の有効性が確認できる範囲内において，操作時間余裕について確認した結果，操作が遅れた場合でも一定の余裕がある。
重大事故等対策時に必要な要員は，災害対策要員にて確保可能である。また，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
以上のことから，事故シーケンスグループ「原子炉冷却材の流出」において，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水，運転員による原子炉冷却材流出の停止手段，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱の燃料損傷防止対策は，選定した重要事故シーケンスに対して有効である
ことが確認でき，事故シーケンスグループ「原子炉冷却材の流出」に対して有効である。

5.3−16

２Ｃ 非常 用ディーゼル発電機，２Ｄ非常用ディ ーゼ ル発電機及び高圧炉心スプレイ系デ ィー ゼル発電機

凡
逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）Ｇ

例
：点検 に伴 う 待機 除外 を 仮定 す る設 備

常設代替高圧電源装置
ター ビン へ

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器

Ｇ

原子炉建屋
東側接続口

軽油貯蔵タンク←→※3

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

ドラ イウ ェ ル

5.3−17

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

↑

→

←

→

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)※1
緊急用海水ポンプ（Ａ），（Ｂ）

→
※2

→

※1

残留熱除去系
海水系ポンプ(Ｂ)，(Ｄ)

→

※2

→

↑

サプ レッ シ ョン・プ ール

残留 熱除 去系
海水 系ポ ンプ(Ａ)，(Ｃ)→※3

サプ レッ シ ョン ・
チェ ンバ

※1 海へ

←

→
残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ )↑海

復水 貯蔵 タ ンク←
常設 高圧 代 替注 水系 ポ ンプ

↑

→

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポ ンプ

第 5.3−1 図

常設 低圧 代 替注 水系
ポン プ(Ａ)，(Ｂ)

海へ ※2

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ←

①切 替後 に 運転 する
残留 熱除 去 系の 系
統構 成の 際 ，原 子炉
原子 炉建 屋 高所 東側
停止 時冷 却 系流 量
西側 接続 口 接続 口
調整 弁の 開 操作 が不十 分な 状 態で 残
高所 西側
留熱 除去 系 ポン プ
接続 口
を起 動す る

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

代替 淡水 貯 槽

②原 子炉 停 止時 冷却 系 流量 調
整弁 の開 度 不足 によ り ，原子炉 への 注 水量 が十 分 ではない ため ， ミニ マム フ ロー
弁が イン タ ーロ ック に より
自動 開と な り， 開固 着 すること で原 子 炉冷 却材 が サプ
レッ ショ ン ・プ ール へ 流出する

原子炉冷却材の流出時の重大事故等対策の概略系統図（1／3）（原子炉冷却材の流出）

２Ｃ 非常 用ディーゼル発電機，２Ｄ非常用ディ ーゼ ル発電機及び高圧炉心スプレイ系デ ィー ゼル発電機

凡
逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）Ｇ

例
：点検 に伴 う 待機 除外 を 仮定 す る設 備

常設代替高圧電源装置
ター ビン へ

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器

Ｇ

原子炉建屋
東側接続口

軽油貯蔵タンク←→※3

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

ドラ イウ ェ ル

5.3−18

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

↑

→

←

→

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)※1
緊急用海水ポンプ（Ａ），（Ｂ）

→
※2

→

※1

→

※2

※1 海へ

←

→
残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ )

←

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

原子 炉建 屋 高所 東側
西側 接続 口 接続 口
高所 西側
接続 口
常設 低圧 代 替注 水系
ポン プ(Ａ)，(Ｂ)

↑

↑

海へ ※2

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ→
残留熱除去系
海水系ポンプ(Ｂ)，(Ｄ)↑

サプ レッ シ ョン・プ ール

残留 熱除 去系
海水 系ポ ンプ(Ａ)，(Ｃ)→※3

サプ レッ シ ョン ・
チェ ンバ

→

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポ ンプ

海

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽←
常設 高圧 代 替注 水系 ポ ンプ

第 5.3−1 図

原子炉冷却材の流出時の重大事故等対策の概略系統図（2／3）（残留熱除去系（低圧注水系））

２Ｃ 非常 用ディーゼル発電機，２Ｄ非常用ディ ーゼ ル発電機及び高圧炉心スプレイ系デ ィー ゼル発電機
逃が し安 全 弁
（自 動減 圧 機能 ）Ｇ凡例
：点検 に伴 う 待機 除外 を 仮定 す る設 備

常設代替高圧電源装置
ター ビン へ

耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器

Ｇ

原子炉建屋
東側接続口

軽油貯蔵タンク←→※3

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

ドラ イウ ェ ル
代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ａ)

5.3−19↑→←→残留 熱除 去 系
ポン プ(Ａ)

残留 熱除 去 系
ポン プ(Ｂ)※1
緊急用海水ポンプ（Ａ），（Ｂ）→※2→
残留熱除去系
海水系ポンプ(Ｂ)，(Ｄ)

→
→

※1
※2

↑

サプ レッ シ ョン・プ ール

残留 熱除去系
海水 系ポンプ(Ａ)，(Ｃ)→※3

サプ レッ シ ョン ・
チェ ンバ

※1 海へ

原子 炉建 屋 高所 東側
西側 接続 口 接続 口
高所 西側
接続 口
常設 低圧 代 替注 水系
ポン プ(Ａ)，(Ｂ)

↑

↑

海へ ※2

←

→

低圧 炉心 ス プレ イ系 ポ ンプ

残留 熱除 去 系ポ ンプ (Ｃ )

←

代替
循環
冷却 系
ポン プ
(Ｂ)

→

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポ ンプ

海

復水 貯蔵 タ ンク←
常設 高圧 代 替注 水系 ポ ンプ

代替 淡水 貯 槽
原 子 炉冷 却 材 流 出 箇所 の
隔 離 のた め 閉 と す る（ 中央制 御室 操 作）

第 5.3−1 図 原子炉冷却材の流出時の重大事故等対策の概略系統図（3／3）（原子炉冷却材流出箇所の隔離及び残留熱除去系（原子炉停止時冷却系））

凡例

プラント前提条件
・原子炉の運転停止 1 日後
・原子炉圧力容器未開放
・格納容器開放・残留熱除去系（Ａ）：原子炉停止時冷却系の状態で運転中・残留熱除去系（Ｂ）：低圧注水系の状態で待機中
・残留熱除去系（Ｃ）：点検中
・原子炉水位は通常運転水位：操作・確認（運転員）：プラント状態（解析）：判断：解析上考慮しない操作：重大事故等対応要員（現場）の作業：運転員と重大事故等対応要員（現場）の共同作業

運転中の残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の停止操作

切替後に運転する残留熱除去系の原子炉停止時冷却系への系統構成操作

切替後に運転する残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の起動操作(解析上の時刻)
切替後に運転する残留熱除去系ポンプ起動時に，ミニ(0秒)
マムフローラインからサプレッション・チェンバへ原
子炉冷却材が流出することで原子炉水位低下が開始 ※１（約1時間）

原子炉冷却材流出の確認 ※２（2時間）

待機中の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作 ※３（約2.1時間）

停止した残留熱除去系の低圧注水系への系統構成操作作業員への退避指示 ※４

原子炉水位回復確認 ※５

待機中の残留熱除去系（低圧注水系）以外による原子炉注水操作
・高圧炉心スプレイ系による原子炉注水操作
・低圧炉心スプレイ系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低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作
・可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系による原子炉注水操作
・代替循環冷却系による原子炉注水操作
・消火系による原子炉注水操作
・補給水系による原子炉注水操作

原子炉冷却材流出箇所の隔離操作 ※６

サプレッション・チェンバへの原子炉冷却材流出停止により，原子炉水位の低下停止

Ⅰ

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱操作 ※７

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱を継続する。また，原子炉冷却材流出箇所の更なる隔離に努める。

残留熱除去系海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）
以外による原子炉除熱操作
・緊急用海水系又は代替残留熱除去系海水系を用いた残留熱除去
系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱操作
・原子炉冷却材浄化系による原子炉除熱操作

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
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）も実施可能である。
技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において使用することは困難であるが，プラント状況によっては，事故対応に有効な設備となる，代替循環冷
却系，可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水，消火系及び補給水系による原子炉注水も実施可能である。
Ⅱ
緊急用海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱も実施可能である。
技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において使用することは困難であるが，プラント状況によっては，事故対応に有効な設備となる，代替残留熱除去系海水系を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱，及び原子炉冷却材浄化系による原子炉除熱も実施可能である。

※1

※2

※3
※4
※5
※6
※7

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の運転号機の切替時，原子炉停止時冷却系流量調整弁の開度が不十分な状態で切替後に運転する残留熱除去系ポンプを起動することにより，ミニマムフロー弁が自動開となり，開固着することで原子炉冷却材がサプレッション・チェンバへ流出することを想定する（原子炉冷却材の流出量は45m３ ／h，原子炉水位の低下速度は約1.5m／h）。
原子炉冷却材の流出が発生した場合は，警報等により速やかに事象発生を認知できるが，運転員による対応操作の時間余裕を厳しく評価する観点から，本評価では警報による認知には期待せず，1時間毎の中央制御室の巡視により原子炉水位の低下及びサプレッション・プール水位の上昇を認知するものとしている。
注水前の原子炉水位は燃料有効長頂部から約2.1m上（原子炉水位低（レベル３）−約2.4m）となる。
現場作業員は，当直発電長の送受話器（ページング）による退避指示を確認後，退避する。なお，全ての現場作業員の退避が完了するまでの時
間は，1時間程度である。
中央制御室において，原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域）等により原子炉水位の回復を確認する。
残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作で原子炉水位を維持した状態での操作であるため，十分な時間余裕がある。
残留熱除去系の系統加圧ラインの手動弁を閉状態にする。

第 5.3-2 図事故シーケンスグループ｢原子炉冷却材の流出｣の対応手順の概要
5.3−20運転停止中原子炉冷却材の流出
経過時間（時間）

-1

0

1

2

3

4

備 考

実施箇所・必要要員数【 】は他作業後移動してきた要員

事象発生

責任者

当直発電長

1人

中央監視
運転操作指揮

補佐

当直副発電長1人

運転操作指揮補佐

指揮者

災害対策要員
（指揮者等）

4人

初動での指揮発電所内外連絡

操作項目

約1時間

操作の内容

原子炉水位の低下を確認

2時間

待機側の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水開始

約2.1時間操作開始

当直運転員(中央制御室)

当直運転員
(現場)

重大事故等対応要員
(現場)

−

2人
B，C

−

●運転中の残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の停止操作（現場）

原子炉水位回復，原子炉冷却材流出の原因調査／隔離

45 分
残留熱除去系（Ａ）

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の運転
号機の切替操作

1人
A

−

−

●運転中の残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の停止操作（中央制
御室）

【1人】
A

−

−

●切替後に運転する残留熱除去系の原子炉停止時冷却系への系統構
成操作及び起動操作

−

【2人】
B，C

−

●停止した残留熱除去系の低圧注水系への系統構成（現場）

【1人】
A

−

−

●停止した残留熱除去系の低圧注水系への系統構成操作（中央制御
室）

【1人】
A

−

−

●原子炉冷却材流出の確認

9分
20 分

残留熱除去系（Ｂ）
45 分
残留熱除去系（Ａ）

状況判断

作業員への退避指示

待 機 中 の 残 留 熱除 去系（低圧注水系）による原子炉注水操作

原子炉冷却材
流出箇所の隔離操作

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱操作

必要要員合計−−−●当直発電長による作業員への退避指示

【1人】
A

−

−

●原子炉水位，温度監視

【1人】
A

−

−

7分
残留熱除去系（Ｂ）

10 分

解析上考慮しない
中央制御室で当直発電長が指示する

60 分以内に退避完了

適宜監視●残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作

5分●残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水の流量調整操作

【1人】
A

−

−

●原子炉冷却材流出の原因調査，隔離操作，残留熱除去系ポンプの停
止操作

【1人】
A

−

−

●残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱の起動準備
操作

【1人】
A

−

−

●残留熱除去系海水系の起動操作

−

【2人】
B，C

−

●残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱の起動操作

【1人】
A

−

−

●残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱状態の監視

1人
A

2人
B，C

0人

原子炉水位を通常運転水位付近で維持
原因調査後，隔離操作，及び残留熱除去系ポンプの停止を実施

隔離操作及び残留熱除去系ポンプの停止を実施後に，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の起動を実施

第 5.3−3 図

残留熱除去系（Ａ）

原子炉冷却材の流出時の作業と所要時間

5.3−21

残留熱除去系（Ａ）

事象発生約 2.1 時間後に通常運転水位まで回復，
流出箇所の隔離操作開始
Ｌ８

Ｌ３

Ｌ２

原子炉注水開始(2 時間後 燃料有効長頂部から約 2.1m 上)
Ｌ１

第 5.3−4 図

原子炉冷却材の流出における原子炉水位の変化（燃料有効長頂部からの水位）

5.3−22

1.0E+06

1.0E+05

1.0E+04

燃料を線源とした線量率が支配的な水位

1.0E+03線
量 率1.0E+02

燃料及び上部格子板を線源とした線量率が支配的な水位（mSv／h）
目標線量率（10mSv／h）

1.0E+01
蒸気乾燥器及びシュラウド
ヘッドを線源とした線量率が支配的な水位
1.0E+00

1.0E-01

1.0E-02

水位の低下（燃料有効長頂部から約 2.1m 上）

遮蔽が維持される水位（10mSv／h，燃料有効長頂部から約 1.7m 上）

1.0E-03
通常運転水位（燃料有効長頂部から約 5.1m 上）
燃料有効長頂部からの水位（m）

第5.1−5図

原子炉水位と線量率

5.3−23

第 5.3−1 表
操作及び確認

原子炉冷却材の流出における重大事故等対策について
手

順

常設設備

原子炉冷却材の流出の確認

・1 時間毎の中央制御室の巡視により，原子炉 水位 の低 下及 びサ プレッシ ョン ・プ ー
ルの水位の上昇を確認する。

−

作業員への退避指示・当 直 発電 長は ，原子炉冷 却材 の流 出を 確
認 後， 中央 制御 室か ら送受話 器（ ペー ジ
ン グ） によ り現 場作 業員への 退避 指示 を行う。
・原 子 炉冷 却材 の流出によ り低 下し た原 子
炉 水位 を回 復す るた め，中央 制御 室か らの 遠隔 操作 によ り待 機中の残 留熱 除去 系
（ 低圧 注水 系） によ る原子炉 注水 を実 施
す る。 これ によ り， 原子炉水 位は 回復 する。
・原 子 炉冷 却材 圧力バウン ダリ に接 続さ れた 系統 から 原子 炉冷 却材が流 出し てい る
箇 所の 隔離 を行 うこ とで，原 子炉 冷却 材の流出が停止することを確認する。
・待 機 中の 残留 熱除去系（ 低圧 注水 系） に
よ る原 子炉 水位 回復 後，中央 制御 室及 び
現 場に て残 留熱 除去 系（原子 炉停 止時 冷却 系） への 切替 操作 を実施し ，原 子炉 除
熱を行う。

−

待機中の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作

5.3−24
原子炉冷却材流出箇所の隔離操
作

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱操作＊

重大事故等対処設備
可搬型設備
計装設備
−
原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
サプレッション・プール水位＊−−

残留熱除去系（低圧
注水系） ＊
サプレッション・チ
ェンバ ＊−原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
残留熱除去系系統流量 ＊−−残留熱除去系（原子炉停止時冷却系） ＊−原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉水位（広帯域） ＊原子炉水位（燃料域） ＊原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
残留熱除去系系統流量 ＊残留熱除去系熱交換器入口
温度 ＊
残留熱除去系熱交換器出口
温度 ＊
残留熱除去系海水系系統流量＊：有効性評価上考慮しない操作
既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

第 5.3−2 表
項目

原子炉圧力容器の状態

主要評価条件（原子炉冷却材の流出）（1／2）

主要評価条件

条件設定の考え方

原子炉圧力容器未開放
原子炉水位が遮蔽水位に到達するまでの時間余裕の観点から最も厳しくなる，原子炉圧力容器が未開放，かつ原子炉水位が通常水位の状態を想定

初期条件

原子炉の初期水位

通常運転水位（燃料有効長頂部から約5.1m上）

原子炉の初期水温52℃

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の設計値を設定

原子炉の初期圧力

大気圧

原子炉の運転停止1日後の実績を設定

5.3−25

原子炉冷却材のサプレッション・チェンバへの流出流量

45m３／h

事故条件

崩壊熱による原子炉水温の

原子炉水温の上昇及び蒸発

上昇及び蒸発は発生しない

残留熱除去系のミニマムフローラインの設計，及び原子炉の保有水と残留熱除去系
ポンプの水頭圧差から設定
原子炉冷却材の流出流量を厳しく評価するため，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）は運転状態を想定している。このため，崩壊熱除去機能は喪失しないことから，
原子炉水温の上昇及び蒸発は発生しない。
外部電源がない場合は，原子炉保護系電源の喪失により残留熱除去系（原子炉停止

外部電源

外部電源あり時冷却系）のポンプ吸込ラインの弁が閉となり，原子炉冷却材の流出が停止することから，原子炉冷却材の流出の観点で厳しい外部電源ありを設定

第 5.3−2 表
項目主要評価条件（原子炉冷却材の流出）（2／2）

主要評価条件

条件設定の考え方

重大事故等対策に関連する機器条件

待機中の残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉への注 1,605m３／h

残留熱除去系（低圧注水系）の設計値を設定

水流量

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱量

熱交換器 1 基当たり約 43MW
（原子炉冷却材温度 100℃，
海水温度 32℃において）熱交換器の設計性能に基づき，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の除熱性能を厳しくする観点で，過去の実績を包含する高めの海水温度を設定

待機中の残留熱除去系（低圧

重大事故等対策に関連する操作条件

5.3−26注水系）による原子炉注水操 事象発生から 2 時間後事象の認知及び操作の時間を基に，更に時間余裕を考慮して設定

作
原子炉冷却材流出箇所の隔離操作−
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱

残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作で原子炉水位を維持した状態での操作であり，十分な時間余裕がある。

添付資料 5.3.1
原子炉圧力容器開放時における運転停止中の線量率評価について

1.

はじめに
運転停止中の原子炉における燃料損傷防止対策の有効性評価の評価

項 目 と し て ，「 放 射 線 遮 蔽 が 維 持 さ れ る 水 位 を 確 保 す る こ と 」 が あ る 。
運転停止中の崩壊熱除去機能喪失，全交流動力電源喪失及び原子炉
冷却材の流出においては，原子炉圧力容器未開放時を想定しており，必要な遮蔽を確保できる水位到達までの時間余裕は，注水開始までの時間に対して十分な余裕があることを確認している。
（ 添 付 資 料 5.1.7）
運転停止中の原子炉冷却材の流出の事故シーケンスでは，崩壊熱除去機能喪失及び全交流動力電源喪失に比べて原子炉圧力容器内の保有水量の減少が大きく，点検などに係る原子炉冷却材の流出は原子炉圧
力容器開放状態にて発生することも考えられるため，ここでは，原子炉圧力容器開放状態を対象に線量率の評価を行う。なお，本評価においては，線量率を厳しく評価するため，上部格子板，シュラウドヘッ
ド及び蒸気乾燥器を放射線源として考慮しているが，これらの構造物による遮蔽には期待しない保守的な評価条件とした。

2.

炉心燃料・炉内構造物の評価モデルと線源強度
放射線源として燃料，上部格子板，シュラウドヘッド及び蒸気乾燥器をモデル化した。
(1)

炉心燃料
計算条件を以下に示す。
○線源形状：燃料集合体の全てに燃料がある状態○ 燃 料 有 効 長 ： 約 3.7m

添付 5.3.1-1

○ γ 線 エ ネ ル ギ ： 計 算 に 使 用 す る γ 線 は ， エ ネ ル ギ 5群 と す る 。
○線源材質：燃料及び水（密度g／ cm ３ ）○ 線 源 条 件：文 献 値 ※ １ に 記 載 の エ ネ ル ギ ー 当 た り の 線 源 強 度 を基 に ， ９ ×９ 燃 料 （ Ａ 型 ） の 体 積 当 た り の 線 源 強 度 を 式 ① で
算出した。
･･･①

こ の と き の 線 源 条 件 は 以 下 と な る 。な お ，使 用 し て い る 文 献 値
は ， 燃 料 照 射 期 間 10 ６ 時 間 （ 約 114年 ） と ， 東 海 第 二 発 電 所 の 実 績を包絡した条件で評価されており，東海第二発電所に関する本評
価においても適用可能である。
・ 燃 料 照 射 期 間 ： 10 ６ 時 間・運 転 停 止 後 の 期 間：運 転 停 止 後 3日 ※ ２（ 実 績 を 考 慮 し て 設 定 ）・燃 料 集 合 体 当 た り の 熱 出 力：4.31MW／ 体（ ９ ×９ 燃 料（ Ａ 型 ））・ 燃 料 集 合 体 体 積 ： 7.2E+04cm ３ （ ９ ×９ 燃 料 （ Ａ 型 ））※1

Blizard E. P. and Abbott L. S., cd., “REACTOR HANDBOOK. 2nd
cd. Vol. Ⅲ Part B, SHIELDING”, INTERSCIENCE PUBLISHERS,New York, London, 1962※2

運転停止後の期間は発電機解列からの時間を示している。通常
停止操作において原子炉の出力は発電機解列以前から徐々に低下させるが，線源強度評価は崩壊熱評価と同様にスクラムのよ
うな瞬時に出力を低下させる保守的な計算条件となっている。

○計算モデル：円柱線源
線 量 率 計 算 モ デ ル を 第 1図 に 示 す 。ま た ，計 算 に よ り 求 め た線 源 強 度 を 第 1表 に 示 す 。

添付 5.3.1-2

EL約 49.4

水（ 密 度：0.958g／ cm ３ ）

パラメータ
（Ｔ）

EL約 29.5

約 3. 7線 源（ 円 柱 ）

燃料及び水
（密度：
g／ cm ３ ）EL約 25.8
φ 約 4.6
単位：m
×： 評 価 点 （ 燃 料 取 替 機 床 上 ）第 1図

燃料の水深と線量率の計算モデル

第 1表

燃料の線源強度

エネルギ

線源強度

（ MeV）（ cm − ３・s − １ ）1.0

6.0E+112.0

1.1E+113.0

2.0E+09

4.0

3.0E+07添付 5.3.1-3

(2)

上部格子板
計算条件を以下に示す。
○線源形状：円柱線源としてモデル化○ 線 源 の 高 さ ： 約 0.4m
○ γ 線 エ ネ ル ギ ： 計 算 に 使 用 す る γ 線 は ，主 要 核 種 Ｃ ｏ − 60を 想
定 し て 1.5MeVと す る 。
○ 線 源 材 質 ： 水 と 同 等 （ 密 度 0.958g／ cm ３ ※ ）※52℃ か ら 100℃ ま で の 飽 和 水 の 密 度 の う ち ，最 小 と な る 100℃ の 値 を使用。

○線源強度：機器表面の実測値（
cm ３ と 算 出 し た 。
線 量 率 計 算 モ デ ル を 第 2図 に 示 す 。

添付 5.3.1-4

Sv／ h） よ り 7.3E+09Bq／

EL約 49.4

水（ 密 度：0.958g ／ cm ３ ）

パラメータ
（Ｔ）

EL約 29.9

約 0. 4線源（円柱）

上部格子坂（ 密 度 ： 0.958g／ cm ３ ）EL約 29.5
φ 約 5.2
単位：m
×：評 価 点（ 燃 料 取 替 機 床 上 ）

第 2図

(3)

上部格子板の水深と線量率の計算モデル

シュラウドヘッド※１
計算条件を以下に示す。
○線源形状：円柱線源としてモデル化○ 線 源 の 高 さ ： 約 5.2m
○ γ 線 エ ネ ル ギ ： 計 算 に 使 用 す る γ 線 は ，主 要 核 種 Ｃ ｏ − 60を 想
定 し て 1.5MeVと す る 。
○ 線 源 材 質 ： 水 と 同 等 （ 密 度 0.958g／ cm ３ ※ ２ ）添付 5.3.1-5

○ 線 源 強 度：機 器 表 面 の 実 測 値（

Sv／ h）よ り 6.7E+05Bq／ cm ３と算出した。
線 量 率 計 算 モ デ ル を 第 3図 に 示 す 。
※1

シュラウドヘッドの線量率の計算モデルでは，気水分離器を線源に含めたモデルとしており，機器表面の実測値についても気水分
離器からの寄与を含んでいる。

※2

52℃ か ら 100℃ ま で の 飽 和 水 の 密 度 の う ち ， 最 小 と な る 100℃ の 値を使用。

EL約 49.4

パラメータ
（Ｔ）

水
（ 密 度：0.958g ／ cm ３ ）EL約 35.7

約 5.2

線源（円柱）

シュラウドヘッド（ 密 度 ： 0.958g／ cm ３ ）EL約 30.6
φ 約 5.6
単位：m
×：評 価 点（ 燃 料 取 替 機 床 上 ）第 3図シュラウドヘッドの水深と線量率の計算モデル

添付 5.3.1-6

(4)

蒸気乾燥器
計算条件を以下に示す。
○線源形状：円筒線源としてモデル化○ 線 源 の 高 さ ： 約 5.5m
○ γ 線 エ ネ ル ギ ： 計 算 に 使 用 す る γ 線 は ，主 要 核 種 Ｃ ｏ − 60を 想
定 し て 1.5MeVと す る 。
○ 線 源 材 質 ： 水 と 同 等 （ 密 度 0.958g／ cm ３ ）※52℃ か ら 100℃ ま で の 飽 和 水 の 密 度 の う ち ，最 小 と な る 100℃ の 値 を使用。

○線源強度：機器表面の実測値（３と算出した。

線 量 率 計 算 モ デ ル を 第 4図 に 示 す 。

添付 5.3.1-7

Sv／ h）よ り 2.7E+05Bq／ cm

EL約 49.4

水（ 密 度：0.958g ／ cm ３ ）

パラメータ
（Ｔ）

EL約 39.2

約 5.5

線源（円柱）

蒸気乾燥器（ 密 度 ： 0.958g／ cm ３ ）EL約 33.7
φ 約 6.2
単位：m
×：評 価 点（ 燃 料 取 替 機 床 上 ）

第 4図

3.

蒸気乾燥器の水深と線量率の計算モデル

線量率
線 量 率 は ，「 添 付 資 料 4.1.2

水遮蔽厚に対する貯蔵中の使用済燃料

からの線量率の算出について」と同様にＱＡＤ−ＣＧＧＰ２Ｒコード（ Ver1.04） を 用 い て 計 算 し て い る 。

4.
(1)

線量率を求める際の評価点と放射線遮蔽が維持される水位について線量率を求める際の評価点

添付 5.3.1-8

線源からの線量率を求める際に設定する評価点は，保守的に燃料取 替 機 床 上 と し た 。 な お ， 評 価 で は 第 1図 〜 第 4図 の 線 量 率 計 算 モ デルに示すように原子炉ウェル筐体による遮蔽は考慮せず，線源から評価点までの距離を入力として評価している。

(2)

放射線の遮蔽が維持される水位
運転停止中の崩壊熱除去機能喪失，全交流動力電源喪失及び原子炉冷却材の流出では，評価点とした燃料取替機床上がある原子炉建屋 6階 で の 操 作 は 不 要 で あ り ，仮 に 事 象 発 生 時 に 作 業 員 が 原 子 炉 建 屋
最上階で施設定期検査による作業を実施している場合であっても，退避警報による事象認知後に速やかに退避するため，水位低下後に長時間作業することはない。
放 射 線 の 遮 蔽 を 維 持 す る た め に 必 要 な 水 位 ※ は 第 5図 よ り ，燃 料 有
効 長 頂 部 か ら 約 6.3m 上 と な り ， 原 子 炉 ウ ェ ル 満 水 時 の 水 位 か ら 約
10.4m低 下 し た 水 位 で あ る 。
※

本事故シーケンスグループにおける必要な遮蔽の目安とした線量率は，
原 子 炉 建 屋 原 子 炉 棟 6階 で の 操 作 時 間 か ら 10mSv／ hと 設 定 し た 。 原 子 炉
建 屋 原 子 炉 棟 6階 で の 操 作 は ， 使 用 済 燃 料 プ ー ル の 同 時 被 災 時 に お け る
重 大 事 故 等 対 応 要 員 に よ る 使 用 済 燃 料 プ ー ル ス プ レ イ の 準 備 操 作（ 可 搬型 ス プ レ イ ノ ズ ル の 設 置 及 び ホ ー ス 敷 設 等 ）を 想 定 し て お り ，原 子 炉 建
屋 原 子 炉 棟 6階 を 含 め ，原 子 炉 建 屋 内 に 滞 在 す る 時 間 は 2.2時 間 以 内 で ある 。そ の た め ，重 大 事 故 等 対 応 要 員 の 被 ば く 量 は 最 大 で も 22mSvで あ り ，
緊 急 作 業 時 に お け る 被 ば く 限 度 の 100mSvに 対 し て 余 裕 が あ る 。
ま た ， 作 業 員 等 が 事 象 発 生 時 に 原 子 炉 建 屋 原 子 炉 棟 6階 に 滞 在 し て い た
場 合 で も ，事 象 発 生 後 速 や か に 管 理 区 域 外 へ 退 避 す る た め ，原 子 炉 建 屋
原 子 炉 棟 6階 で の 被 ば く 量 は 限 定 的 で あ る 。

添付 5.3.1-9

な お ，必 要 な 遮 蔽 の 目 安 と し た 線 量 率 10mSv／ hは ，東 海 第 二 発 電 所 の 施
設 定 期 検 査 作 業 時 で の 原 子 炉 建 屋 原 子 炉 棟 6階 に お け る 線 量 率 の 実 績 値（ 約 3.5mSv／ h） よ り も 高 い 線 量 率 で あ る 。

添付 5.3.1-10

1.0E+06
燃料が放射線源として支配的な水位

1.0E+05

1.0E+04線

1.0E+03

上部格子板が放射線源として支配的な水位量率
1.0E+02
シュラウドヘッド及び蒸気乾燥器が放射線源として支配的な水位（ mS v／ h）

1.0E+01

1.0E+00

1.0E-01

1.0E-02

遮蔽が維持される 水 位 （ 10mSv／
h， 燃 料 有 効 長 頂部 か ら 約 6.3m上 ）1.0E-03

燃 料 有 効 長 頂 部 か ら の 水 位 （ m）

第 5図

原子炉水位と線量率

添付 5.3.1-11

原子炉ウェル
満 水 時 の 水 位（ 燃
料有効長頂部から 約 1 6.7 m上 ）

添付資料 5.3.2「原子炉冷却材の流出」におけるプラント状態選定の考え方

1.

本評価におけるプラント状態の決定
運転停止中の原子炉における燃料損傷防止対策の有効性評価，原子炉冷却材の流出の重要事故シーケンスの評価では，次章に示すとおり，施設定期検査中に実施する作業等を確認し，原子炉冷却材の流出が生じうる作業を抽出した後，各々の作業を比較して重要事故シーケンスとする作業を選定した。
施設定期検査中に各作業が実施される時期はおおむね決まっているため，評価対象とするＰＯＳを，選びうるＰＯＳの比較により選定した。

2.

原子炉冷却材の流出評価の対象とした作業等
重要事故シーケンスの選定に当たり，施設定期検査中に原子炉冷却材流出が想定され得るとして抽出した作業等は次の 4 つである。この 4 つの作業等から，本評価ではＲＨＲ切替を選定した。選定の理由は，燃料損傷までの時間余裕が短いこと ※ ，及び停止時ＰＲＡの結果から炉心損傷頻度が最も高く，代表性が高いことによるものである。
・ＲＨＲ切替・ＣＵＷブロー
・ＣＲＤ点検・ＬＰＲＭ点検※

ＲＨＲ切替時のＬＯＣＡによる流出は他の冷却材流出事象と比べて燃料損傷までの時間余裕が短い

添付 5.3.2-1

＜ＲＨＲ切替時のＬＯＣＡ発生時の流出量の算出＞（1）評価条件a.

ミニマムフローラインオリフィス仕様
・オリフィス設計流量56.8m ３ ／h・オリフィス設計差圧

198.1m

b.

原子炉圧力

大気圧状態

c.

ＲＨＲポンプと原子炉水との水頭差（ＲＨＲポンプレベル：E.L 約−3.4m）
・通常水位

38.1m（EL.約 34.6m〜EL.約−3.4m）

・原子炉ウェル満水 49.6m（EL.約 46.2m〜EL.約−3.4m）
d.

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の運転中にミニマムフロー弁が全開となった場合のオリフィス差圧＝ポンプ出口圧力＝ポンプ揚程（85.3m）＋水頭差・通常水位

123.4m（EL.約 34.6m〜EL.約−3.4m）

・原子炉ウェル満水 134.9m（EL.約 46.1m〜EL.約−3.4m）（2）評価式
オリフィス差圧は流量比の二乗に比例するとして評価。
ΔＰ＝198.1×（Ｑ／56.8） ２
Ｑ＝56.8×√（ΔＰ／198.1）
ΔＰ：オリフィス差圧
Ｑ：オリフィス差圧がΔＰの際の流量（m３ ／h）（3）評価結果
・通常水位：45m３ ／h・ウェル満水 ：47m３ ／h

添付 5.3.2-2

3.

ＰＯＳを選定する上で考慮した点
残留熱除去系は通常，2 系統あるうち 1 系統を用いて崩壊熱除去を実施しており，ＰＯＳ−ＡからＰＯＳ−Ｄの期間において，作業や点検等に伴い運転号機の切替を実施する場合がある。これらのＰＯＳより，以下の点を考慮してＰＯＳの選定を行った。

(1)

崩壊熱による原子炉水温の上昇及び蒸発
崩壊熱による原子炉冷却材の減少を厳しく評価する観点では，原子炉停止後の時間が短いＰＯＳの方が適切である。ただし，本重要事故シーケン
スでは崩壊熱除去機能が喪失しないため，崩壊熱による原子炉水温の上昇
及び蒸発は発生しないことから，崩壊熱の違いによる時間余裕への影響は
ない。

(2)

原子炉圧力容器内の保有水量
原子炉圧力容器内の保有水量の観点では，原子炉ウェル満水の状態が最も余裕があり，原子炉圧力容器が通常運転水位に近いほど厳しい条件となる。原子炉ウェル満水時における遮蔽維持水位到達までの時間余裕は約
18.4 時間であるのに対して通常運転水位における遮蔽維持水位到達までの時間余裕は約 2.3 時間である。

(3)

事象発生時の認知性
事象発生時の認知性の観点では，時間余裕が短い，すなわち保有水量が少ないＰＯＳの方が適切である。なお，原子炉圧力容器の上蓋が閉止されている場合，原子炉水位の低下による警報発生や緩和設備の自動起動等に期待できる場合があるが，有効性評価ではこれらに期待しないことで認知性をより厳しく扱った。
添付 5.3.2-3

(4)原子炉水位低下時の作業環境
原子炉水位低下時の作業環境への影響の観点では，原子炉圧力容器の上蓋が閉止されている場合，原子炉水位が燃料有効長頂部から約 1.7m 上に低下するまでは原子炉圧力容器の上蓋等により遮蔽される。一方，原子炉圧力容器の上蓋が開放されている場合は，原子炉水位が燃料有効長頂部から約 6.3m 上に低下するまでは原子炉ウェルの水により遮蔽される。
いずれの場合においても，遮蔽が維持される下限水位到達までに注水することが可能であり遮蔽が維持されることから，作業環境に与える影響はない。

4.

ＰＯＳの選定結果と考察
重要事故シーケンスとして選定したＲＨＲ切替時のＬＯＣＡのプラント状
態は，ＲＨＲ切替を実施する場合があるＰＯＳ−ＡからＰＯＳ−Ｄのうち，時間余裕の観点で厳しい原子炉水位が通常運転水位であるＰＯＳ−Ａ，Ｃ，Ｄを選定した。また，他のＰＯＳの評価が，ＰＯＳ−Ａ，Ｃ，ＤのＲＨＲ切替時のＬＯＣＡの評価に包絡されることを第 2 表で確認した。

添付 5.3.2-4

第1表

冷却材流出流量

燃料損傷までのの保有水量（m ３ ） ※１

（m３ ／h）

余裕時間（h）

原子炉ウェル満水

1,055

47

22.7

Ａ，Ｃ，Ｄ

通常水位

156

45

3.5

Ｃ，Ｄ

通常水位 ※２

156

45

3.5

Ｂ

原子炉ウェル満水

1,055

204

5.5

Ｂ

原子炉ウェル満水

1,055

93

12.1

ＰＯＳ

原子炉水位

ＲＨＲ切替時

Ｂ

のＬＯＣＡ

のＬＯＣＡ
ＣＲＤ点検時のＬＯＣＡ
ＬＰＲＭ点検時

添付 5.3.2-5

燃料損傷に至るまで

事故シーケンス

ＣＵＷブロー時のＬＯＣＡ※1

燃料損傷までの余裕時間

原子炉ウェル満水状態における保有水量は，原子炉側のみの水量を考慮（プールゲートが閉止状態であることを想定し，使用済燃料プールの保有水量を含めない。）。

※2

ＣＵＷブローは原子炉水位が通常水位より高い状態において，原子炉冷却材を放射性廃棄物処理施設等へブローする
ことにより，原子炉水位を通常水位とするための操作である。ＣＵＷブロー時のＬＯＣＡは，原子炉水位が通常水位に到達した際にＣＵＷブローの停止操作に失敗することにより原子炉冷却材の流出が継続し，燃料損傷に至る事故シーケンスであるため，燃料損傷に至るまでの余裕時間は原子炉水位が通常水位の場合の保有水量を用いて評価している。

第2表
プラント状態（ＰＯＳ）

S

原子炉冷温停止への移行状態

A

ＰＣＶ／ＲＰＶ開放への移行状態

包絡事象

各プラント状態における評価項目に対する影響（原子炉冷却材の流出）
重大事故等対処設備等

添付 5.3.2-6

原子炉圧力容器蓋の開閉状態

・残留熱除去系−Ａ，Ｂ，Ｃ
ＰＯＳ−Ｓにおいては，冷却材流出事象の ・高圧炉心スプレイ系
要因となる作業や操作を実施しないため， ・低圧炉心スプレイ系
・常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）
対象外
・可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）

ＰＯＳ−Ｓにおいては，冷却材流出事
象の要因となる作業や操作を実施しな
いため，対象外未開放

ＰＯＳ−Ｓにおいては，冷却材流出事象の要因となる作業や操作を実施しないため，対象外

ＰＯＳ−Ｓにおいては，冷却材流出事象の要因となる作業や操作を実施しないため，対象外・残留熱除去系−Ａ，Ｂ
・高圧炉心スプレイ系
・低圧炉心スプレイ系
・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）・可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）

有効性評価にて評価項目を満足することを確認している

未開放

有効性評価において評価項目を満足することを確認している（原子炉圧力容器は未開放状態であり，原子炉圧力容器蓋，蒸気乾燥器，シュラウドヘッドの遮蔽にも期待できることから，必要な遮蔽は確保される）（添付資料5.1.7）

有効性評価において評価項目を満足することを確認している
制御棒引き抜きに関する検査は「反応度の誤投入」に包絡される

開放

放射線の遮蔽を維持するために必要な水位は原子炉未開放時に比べて高くなるが，有効性評価で評価対象とする通常運転水位のＰＯＳ（ＰＯＳ−Ａ，Ｃ，Ｄ）の想定に比べ原子炉水位が高く，遮蔽が維持される水位を下回るまでの時間が長いため，「添付資料5.3.4 評価条件の不確かさの影響評価について（原子炉冷却材の流出）」に包絡されるプラントＰＯＳ−Ａに同じ
有効性評価において評価項目を満足することを確認している
燃料の取出・装荷に関する作業は「反応度の誤投入」に包絡される有効性評価において評価項目を満足することを確認している（原子炉圧力容器は未開放状態であり，原子炉圧力容器蓋，蒸気乾燥器，シュラウドヘッドの遮蔽にも期待できることから，必要な遮蔽は確保される）（添付資料5.1.7）

有効性評価において評価項目を満足することを確認している
制御棒引き抜きに関する検査は「反応度の誤投入」に包絡される−

B1

・残留熱除去系−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）・可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）・常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替燃料プール注水系
・可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替燃料プール注水系

B2

・残留熱除去系−Ｂ
・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）・可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）・常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替燃料プール注水系
・可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替燃料プール注水系

B3

・残留熱除去系−Ｂ
・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）・可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）・常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替燃料プール注水系
・可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替燃料プール注水系

冷却材流出事象の要因となる作業として「ＲＨＲ切替」，「ＣＲＤ点検」及び「Ｌ ・残留熱除去系−Ａ，Ｂ
ＰＲＭ点検」が考えられるが，有効性評価 ・高圧炉心スプレイ系
原子炉ウェル満水状態（原子炉ウェル水 でのＰＯＳ−Ａの想定に比べ，原子炉圧力 ・低圧炉心スプレイ系
容器が開放状態の場合原子炉水位が高く， ・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）
B4 抜き開始まで）
燃料損傷に至るまでの時間が長いため，・可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）「添付資料5.3.4 評価条件の不確かさに ・常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替燃料プール注水系
ついて」に包絡される・可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替燃料プール注水系

B5・残留熱除去系−Ａ・高圧炉心スプレイ系
・低圧炉心スプレイ系
・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）・可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）・常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替燃料プール注水系
・可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替燃料プール注水系

B6・残留熱除去系−Ａ，Ｂ，Ｃ・高圧炉心スプレイ系
・低圧炉心スプレイ系
・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）・可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）・常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替燃料プール注水系
・可搬型代替注水中型ポンプを用いた代替燃料プール注水系

C1

・残留熱除去系−Ａ，Ｂ，Ｃ・高圧炉心スプレイ系
・低圧炉心スプレイ系
・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）・可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）

有効性評価で評価対象とする通常運転
水位のＰＯＳ（ＰＯＳ−Ａ，Ｃ，Ｄ）の想定に比べて，原子炉圧力容器が開放状態の場合原子炉水位が高く，燃料燃料長頂部が露出するまでの時間余裕が長いため，「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（原子炉冷却材の流出）」に包絡される

未開放

ＰＣＶ／ＲＰＶの閉鎖への移行状態

−

C2

D

起動準備状態

運転停止中の評価項目
放射線の遮蔽が維持できる
水位の確保

燃料有効長頂部の冠水・残留熱除去系−Ｂ，Ｃ・高圧炉心スプレイ系
・低圧炉心スプレイ系
・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）・可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）・残留熱除去系−Ａ，Ｂ，Ｃ・高圧炉心スプレイ系
・低圧炉心スプレイ系
・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）・可搬型代替注水中型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）

有効性評価にて評価項目を満足することを確認している

未開放

未臨界の確保安定停止状態について（運転停止中

添 付 資 料 5.3.3
原子炉冷却材の流出）

運転停止中の原子炉冷却材の流出の安定停止状態については以下のとおり。
原子炉安定停止状態：事象発生後，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備を用いた炉心冷却及び原子炉冷却材の流出の停止により，炉心冠水が維持でき，また，冷却のための設備がその後も機能維持できると判断され，かつ，必要な要員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場
合 ，安 定 停 止 状 態 が 確 立 さ れ た も の と す る 。
【安定停止状態の確立について】
原子炉安定停止状態の確立について
事象発生直後から原子炉冷却材の流出により原子炉水位が低下するが，事象発生から 2 時間後に残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水を行うことで原子炉水位が回復する。その後，原
子炉冷却材の流出を停止させ，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）に切り替えて原子炉除熱を実施することで，冷温停止状態を維持することができ，原子炉安定停止状態が確立される。
重大事故等対策時に必要な要員は確保可能であり，また，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
【安定停止状態の維持について】
上記の燃料損傷防止対策により安定停止状態を維持できる。
また，残留熱除去系の機能を維持し，原子炉除熱を行うことにより，安定停止状態後の状態維持が可能となる。
（ 添 付 資 料 2.1.1 別 紙 1 参 照 ）添付 5.3.3-1

評価条件の不確かさの影響評価について（原子炉冷却材の流出）
第 1表

評価条件を最確条件とした場合の運転員の操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（運転停止中

項目

初
期
条
件

評価条件（初期，事故及び機器条件）
の不確かさ
評価条件
最確条件

添付 5.3.4-1

評価条件設定の考え方

運転員等の操作時間に与える影響
原子炉圧力容器が開放状態で，原子炉ウェル満
水又は原子炉ウェル満水への移行期間，かつプ
ールゲートが閉状態の場合，評価条件よりも原子炉初期水位が高くなるため遮蔽水位到達までの時間余裕が長くなるが，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉への注水操作及び原子炉冷却材流出の停止操作は原子炉冷却材流出の認知を起点とする操作であるため，運転員等操作時間に与える影響はない。
また，原子炉ウェル満水時においてプールゲー
トが開状態の場合は更に時間余裕が長くなる
が，同様の理由により運転員等操作時間に与える影響はない。
最確条件と評価条件が同様であることから，事象進展に与える影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない。

原子炉の初期水位
及び原子炉圧力容器の状態

通常運転水位及び原子炉圧力容
器未開放

事故事象毎

評価項目となるパラメータに対して時間余裕が厳しくなる，通常水位を想定

原子炉初期圧力大気圧

大気圧

原子炉停止から 1 日後の状態を想定原 子 炉 冷 却 材 の 流 出 ） (1／ 2)

評価項目となるパラメータに与える影響
原子炉圧力容器が開放状態で，原子炉初期水位が原子炉ウェル満水又は原子炉ウェル満
水への移行期間，かつプールゲートが閉状態の場合，評価条件よりも原子炉初期水位が高くなるため，遮蔽水位到達までの時間余裕は
約 18.4 時間と，評価条件に比べて長くなる。
また，プールゲートが開状態の場合は更に時
間余裕が長くなることから，評価項目となるパラメータに与える余裕は更に大きくなる
が，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉への注水操作及び原子炉冷却材流出の停止操作は原子炉冷却材流出の認知を起点とする操作であるため，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
評価条件と最確条件は同様であることから，事象進展に与える影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

添付資料 5.3.4

第 1表

評価条件を最確条件とした場合の運転員の操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（運転停止中

原 子 炉 冷 却 材 の 流 出 ） (2／ 2)

事故条件

添付 5.3.4-2

項目

評価条件（初期，事故及び機器条件）の
不確かさ
評価条件
最確条件

評価条件設定の考え方

運転員等の操作時間に与える影響

評価項目となるパラメータに与える影響

燃料の容量

約 800kL

約 800kL 以上

軽油貯蔵タンクの管理下
限値を設定

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

−

起因事象

ＲＨＲ切替時の冷却材流出

ＲＨＲ切替時の冷却材流出

燃料損傷までの時間余裕が厳しい事象を仮定

約 45m３／h

残留熱除去系のミニマム
フローラインの設計，及び原子炉の保有水と残留熱除去系ポンプの水頭圧差から設定最確条件と評価条件が同様であることから，事象進展に影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない。

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

事故事象毎

外部電源がない場合は，原子炉保護系電源の喪失により残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の吸込みラインの弁が閉となり，原子炉冷却材流出が停止することから，原子炉冷却材流出の観点で厳しい外部電源ありを設定

外部電源がある場合は評価条件と同様であることから，事象進展に与える影響はなく，運転員
等操作時間に与える影響はない。また，外部電源がない場合は，原子炉保護系電源の喪失により残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の取水
ラインの格納容器隔離弁が自動閉となることで原子炉冷却材流出は停止するが，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作は原子炉
水位低下の認知を起点とする操作であるため，運転員等操作時間に与える影響はない。

外部電源がある場合は評価条件と同様であることから，事象進展に与える影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない。また，外部電源がない場合は，原子炉保護系電源の喪失により残留熱除去系（原子炉停止時
冷却系）の取水ラインの格納容器隔離弁が自動閉となることで原子炉冷却材流出は停止
するが，残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水操作は原子炉水位低下の認知を起点とする操作であることから，事象進展に与える影響はなく，評価項目となるパラメー
タに与える影響はない。

1,605m３／h

残留熱除去系（低圧注水系）の設計値として設定最確条件と評価条件は同様であることから，事象進展に与える影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない。

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

熱交換器の設計性能に基づき，残留熱除去系の除熱性能を厳しくする観点
で，過去の実績を包含す
る高めの海水温度を設定

最確条件とした場合には，海水温度が評価条件と同等以上となる。43MW の場合は，解析条件と最確条件は同等であることから，運転員等操作時間に与える影響はない。また，43MW を超える
場合は除熱性能が向上するが，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱後に行う
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。

−

冷却材流出流量

外部電源45m３／h

外部電源あり

重大事故等対策に関連する機器条件

残留熱除去系（低圧注水系） 1,605m３／h
の注水流量

残留熱除去
系（原子炉
停止時冷却
系 ） による原
子炉除熱量

熱交換器 1 基当たり約 43MW（原子炉冷却材温
度 100℃，海水温度
32℃において）

熱交換器 1 基当たり約 43MW 以上（原子炉冷却材温
度 100℃，海水温度
32℃以下において）

第 2 表運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕（運転停止中項目

添付 5.3.4-3

操
作
条
件

待機中の残留熱除去系（低圧注
水系）の注水操作

評価条件(操作条件)の不確かさ
評価上の操作
評価条件設定の開始条件
考え方

事象発生から
2 時間後事象の認知及び操作の時間を基に，更に時間余裕を考慮して設定

操作の不確かさ要因

運転員等操作時間に
与える影響

【認知】
評価では，原子炉水位の低下及びサプレッ
ション・プールの水位の上昇を，1 時間毎の中央制御室の巡視により確認すると想定している。実際は，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の運転号機の切替時のプラント状態（原子炉水位等）の確認により，早期に原子炉冷却材流出を認知できる可能性がある。
【要員配置】
中央制御室内での操作のみであり，運転員は中央制御室に常駐していることから，要員配置が操作時間に与える影響はない。
【移動】
中央制御室内での操作のみであり，移動が操作開始時間に与える影響はない。
【操作所要時間】
残留熱除去系（低圧注水系）のポンプ起動
操作及び注入弁の開操作は，中央制御室内の操作盤でのスイッチによる操作であるため，容易な操作である。操作時間は 5 分を想定しており，原子炉水位の低下に対して操作に要する時間は短い。
【他の並列操作の有無】
他の並列操作はないことから，操作開始時間に与える影響はない。
【操作の確実さ】
中央制御室内の制御盤のスイッチによる簡単な操作であり，誤操作は起こりにくいことから，誤操作等が操作開始時間に影響を及ぼす可能性は非常に小さい。

原子炉水位低下時に原子炉注水操作の必要性を認知することは容易であり，評価では事象発生から 2 時
間後の原子炉注水開始を設定しているが，実際は運転員の残留熱除去系（原子炉停止
時冷却系）の運転号機の切替時のプラント
状態確認（原子炉水位等）による早期の認知に期待でき，その後速やかに原子炉注水操作を実施するため，その開始時間は早くなると考えられ，原子炉水位の回復が早くなる。また，その他の操作と並列して実施する場合でも，順次実施
し所定の時間までに操作を完了できることから影響はない。

原 子 炉 冷 却 材 の 流 出 ）（ 1 ／ 2 ）評価項目となるパラ
メータに与える影響

操作時間余裕訓練実績等

原子炉注水操作開始が早くなる場合は原子炉水位低下が抑制
され，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。

原子炉水位が通常運転水位から放射線の遮蔽が維持される最低水位に到達するまでの時間
は約 2.3 時間，燃料有効長頂部まで低下するまでの時間は約 3.5 時間であり，これに対して，原子炉冷却材の流出を認知して原子炉注水を開始するまでの時間は2 時間であることから，時間余裕がある。

所要時間を 5 分で想定しているとこ
ろ，訓練実績では
約 4 分である。
想定で意図している運転操作時間が実施可能なことを確認した。

第 2 表運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕（運転停止中項目

添付 5.3.4-4

原子炉冷却材流
出箇所の隔離操作

評価条件(操作条件) の不確かさ
評価上の操作
評価条件設定の
開始条件
考え方

−

運転操作手順等を踏まえて設定

操作条件

残 留 熱 除 去系（原子炉停止時冷却系）に よ る 原 子
炉除熱操作−

運転操作手順等を踏まえて設定

原 子 炉 冷 却 材 の 流 出 ）（ 2 ／ 2 ）操作の不確かさ要因

運転員等操作時間に与える影響

評価項目となるパラ
メータに与える影響

操作時間余裕訓練実績等【認知】評価では，中央制御室の巡視により，原子炉水位低下を認知すると想定している。実際は，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の運転号機の切替時のプラント状態（原子炉水位等）の確認により，早期に原子炉冷却材流出を認知できる可能性がある。
【要員配置】
運転員による操作のみであり，運転員は中央制御室に常駐していることから，操作開始時間に与える影響はない。
【移動】
運転員による操作のみであり，移動が操作
開始時間に与える影響はない。
【操作所要時間】
残留熱除去系（低圧注水系）によって原子炉水位を維持した状態での操作となるため，十分な時間余裕がある。
【他の並列操作の有無】
原子炉水位の維持のための操作と並列した操作となるが，中央制御室での簡単な操作であるため，
操作時間に与える影響はない。
【操作の確実さ】
中央制御室の制御盤のスイッチによる簡単な操作であり，誤操作は起こりにくいことから，誤操作等が操作開始時間に影響を及ぼす可能性は非常に小さい。

運転員の残留熱除去
系（原子炉停止時冷却系）の運転号機の切替時のプラント状態確
認（原子炉水位等）による早期の認知に期待でき，原子炉注水操
作開始時間が想定よ
り早くなり，それに伴い実際の原子炉冷却材流出の停止操作の開始時間が早くなる
場合が考えられ，原子炉水位の回復が早くなる。また，その他の操作と並列して実施する場合でも，順次実施し所定の時間までに操作を完了できる
ことから影響はない。

原子炉冷却材流出の停止操作の開始が早くなる可能性がある
が，残留熱除去系（低圧注水系）によって原子炉水位を維持した状態での操作であり，十分な時間余裕があるため，評価項目となるパラメータに対す
る影響はない。

待機中の残留熱除去系（低圧注水系）
により原子炉水位を回復させた後に実施する操作であるため，十分な時
間余裕がある。

訓練では，原子炉
冷却材流出停止の操作時間（原因調査を除く）は約 11分であることを確認した。

−

待機中の残留熱除去系（低圧注水系）
により原子炉水位を回復させた後に実施する操作であるため，十分な時
間余裕がある。

訓練では，残 留熱除去系（原
子炉停止時冷却系）による
原子炉除熱操作 は 約 44 分で実施可能であることを確認した。

−−

5.4

反応度の誤投入

5.4.1

事故シーケンスグループの特徴，燃料損傷防止対策(1)

事故シーケンスグループ内の事故シーケンス
事故シーケンスグループ「反応度の誤投入」に含まれる事故シーケンス
としては，
「1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，「反

応度の誤投入」である。

(2)

事故シーケンスグループの特徴及び燃料損傷防止対策の基本的考え方
事故シーケンスグループ「反応度の誤投入」は，運転停止中に制御棒の誤引き抜き等によって，燃料に反応度が投入されることを想定する。このため，緩和措置がとられない場合には原子炉は臨界に達し，急激な反応度投入に伴う出力上昇により燃料損傷に至る。
本事故シーケンスグループは，臨界又は臨界近傍の炉心において反応度の誤投入により，原子炉出力が上昇することによって，燃料損傷に至る事
故シーケンスグループである。このため，重大事故等対処設備の有効性評
価としては，原子炉停止機能に対する重大事故等対処設備に期待することが考えられる。
以上により，本事故シーケンスグループでは，異常な反応度の投入に対してスクラムによる負の反応度の投入により，未臨界を確保し，燃料損傷の防止を図る。

(3)

燃料損傷防止対策
事故シーケンスグループ「反応度の誤投入」に対しては，燃料が著しい損傷に至ることなく，かつ十分な冷却を可能とするため，原子炉停止機能により原子炉をスクラムし，未臨界とする。対応手順の概要を第 5.4−1
5.4−1図に示すとともに，重大事故等対策の概要を以下に示す。また，重大事故等対策における手順と設備との関係を第 5.4−1 表に示す。
本事故シーケンスグループにおける重要事故シーケンスにおいては，重大事故等対策は全て自動で作動するため，中央制御室の当直運転員による確認のみであり，対応操作に係る要員は不要である。
なお，スクラム動作後の原子炉の状態確認については，中央制御室の当
直運転員 1 名で実施可能である。
ａ．誤操作による反応度誤投入
運転停止中に，制御棒の誤引き抜き等によって，燃料に反応度が投入される。
原子炉の臨界を確認するために必要な計装設備は，起動領域計装である。
ｂ．反応度誤投入後の原子炉スクラムの確認
制御棒の誤引き抜きによる反応度の投入により，原子炉出力ペリオド
短短（10 秒）信号が発生することで原子炉はスクラムし，制御棒が全挿入となり，原子炉は未臨界状態となる。
原子炉のスクラムを確認するために必要な計装設備は，起動領域計装
である。

5.4.2

燃料損傷防止対策の有効性評価(1)

有効性評価の方法
本事故シーケンスグループを評価する上で選定した重要事故シーケンス
は，「1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，「停止中に実施される検査等により，最大反応度価値を有する制御棒 1 本が全引き抜きされている状態から，他の 1 本の制御棒が操作量の制限を超える誤った
5.4−2

操作によって引き抜かれ，異常な反応度の投入を認知できずに燃料の損傷に至る事故」である。
なお，事故の発生を想定した検査は，原子炉圧力容器蓋が未開放状態であり，原子炉水位が通常運転水位のプラント状態で実施される。
運転停止中の原子炉においては，不用意な臨界の発生を防止するため，停止余裕（最大反応度価値を有する 1 本の制御棒が引き抜かれても炉心を未臨界に維持できること）を確保できるように燃料を配置するとともに，
通常は原子炉モード・スイッチを「燃料交換」位置として，1 本を超える
制御棒の引き抜きを防止するインターロックを維持した状態で必要な制御棒の操作が実施される。
しかしながら，運転停止中の原子炉においても，検査等の実施に伴い，原子炉モード・スイッチを「起動」位置として複数の制御棒の引き抜きを実施する場合がある。このような場合，制御棒の引き抜きは原則として 1
ノッチずつ操作を行い，起動領域計装により中性子束の監視を行いながら実施している。
本重要事故シーケンスでは，誤操作によって制御棒が過剰に引き抜かれることにより臨界に至る反応度が投入されるため，炉心における核分裂出
力，出力分布変化，反応度フィードバック効果，制御棒反応度効果，燃料棒内温度変化，燃料棒表面熱伝達及び沸騰遷移が重要現象となる。
よって，この現象を適切に評価することが可能である反応度投入事象解
析コードＡＰＥＸ及び単チャンネル熱水力解析コードＳＣＡＴ（ＲＩＡ用）
により炉心平均中性子束及び燃料エンタルピの過渡応答を求める。
また，解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，本
重要事故シーケンスにおける評価項目となるパラメータに与える影響を評
価する。
5.4−3

さらに，解析コード及び解析条件の不確かさのうち，評価項目となるパラメータに与える影響があるものについては，「5.4.3(3)

感度解析」において，それらの不確かさの重畳を考慮した影響評価を実施する。

(2)

有効性評価の条件
本重要事故シーケンスに対する初期条件も含めた主要な解析条件を第5.4−2 表に示す。また，主要な解析条件について，本重要事故シーケンス
特有の解析条件を以下に示す。
ａ．初期条件(a)

炉心状態
燃料交換後における余剰反応度の大きな炉心での事象発生を想定して，評価する炉心状態は，９×９燃料（Ａ型）平衡炉心のサイクル初
期とする。

(b)

実効増倍率
事象発生前の炉心の実効増倍率は 1.0 とする。

(c)

原子炉初期出力，原子炉初期圧力，燃料被覆管表面温度及び原子炉
冷却材温度
事象発生前の原子炉初期出力は定格値の 10 − ８ ，原子炉初期圧力は0.0MPa[gage]，燃料被覆管表面温度及び原子炉冷却材温度は 20℃とする。また，燃料エンタルピの初期値は 8kJ／kgＵＯ ２ とする。

ｂ．事故条件(a)

起因事象
運転停止中の原子炉において，最大反応度価値を有する制御棒 1 本が全引き抜きされている状態から，他の 1 本の制御棒が操作量の制限を超える誤った操作によって連続的に引き抜かれる事象を想定する。
5.4−4

(b)

誤引き抜きされる制御棒
誤引き抜きされる制御棒は，運転停止中に実施する複数の制御棒を引き抜く検査において引き抜きの対象となる制御棒であり，投入される反応度を厳しく評価する観点で，最大反応度価値を有する制御棒の対角隣接の制御棒のうち，最大反応度価値を有する制御棒とする。誤引き抜きされる制御棒 1 本の反応度価値は約 1.71％Δk である。引抜制御棒反応度曲線を第 5.4−2 図に示す。
なお，通常，制御棒 1 本が全引き抜きされている状態の未臨界度は深く，また，停止余裕検査時において，連続的に制御棒を引き抜くことはないため，上記の想定は保守的である。原子炉停止中の臨界近傍におけるその他の制御棒の引き抜きとしては冷温臨界検査があるが，冷温臨界検査においては，臨界近傍における制御棒の反応度価値を1.0％Δk 以下となるよう管理しており，臨界状態からの誤引き抜きに
より反応度価値約 1.71％Δk が加わる上記の評価に包含される。

(c)

外部電源
制御棒の引き抜き操作には外部電源が必要である。外部電源がない状態では反応度誤投入事象が想定できないことも踏まえ，外部電源はあるものとする。

ｃ．重大事故等対策に関連する機器条件(a)

制御棒の引抜速度
制御棒は，引抜速度の上限値 9.1cm／s にて連続で引き抜かれるものとする ※ 。引抜制御棒反応度曲線を第 5.4−2 図に示す。
※

あらかじめ停止余裕が確認されている場合，一本目の制御棒の全挿入状態
からの全引き抜き操作，及び反応度価値の小さい制御棒位置（30Pos.）以
降の制御棒引き抜き操作については，連続引き抜きが実施可能な手順とし

5.4−5

ている。そのため，ここでは人的過誤等によって連続引き抜きされることを想定する。

(b)

原子炉スクラム信号
原子炉スクラムは，起動領域計装の原子炉出力ペリオド短短（10 秒）
信号によるものとする。スクラム反応度曲線を第 5.4−3 図に示す。なお，スクラム信号の発生時の起動領域計装は，Ａ，Ｂチャンネルとも
引抜制御棒に最も近い検出器が 1 個ずつバイパス状態にあるとする。

ｄ．重大事故等対策に関連する操作条件
運転員操作に関する条件はない。

(3)

有効性評価の結果
本重要事故シーケンスの対応手順の概要を第 5.4−1 図に，炉心平均中性子束の推移を第 5.4−4 図に示す。
ａ．事象進展制御棒の引き抜き開始から約 10 秒後に起動領域計装の原子炉出力ペリオド短短（10 秒）信号が発生し，原子炉はスクラムする。このとき，投入される反応度は約 1.13 ドル ※（投入反応度最大値：0.68％Δk※ ）であるが，原子炉出力は定格出力の約 15％まで上昇するにとどまる。また，
燃料エンタルピは最大で約 85kJ／kgＵＯ ２ であり，「発電用軽水型原子炉
施設の反応度投入事象評価指針」に示された燃料の許容設計限界の最低値である 272kJ／kgＵＯ ２ （65cal／gＵＯ ２ ）を超えることはない。燃料
エンタルピ増分の最大値は約 77kJ／kgＵＯ ２ であり，「発電用軽水型原子炉施設の反応度投入事象における燃焼の進んだ燃料の取扱いについて」
5.4−6

に示された燃料ペレット燃焼度 65,000MWd／t 以上の燃料に対するペレット−被覆管機械的相互作用を原因とする破損を生じるしきい値の目安である，ピーク出力部燃料エンタルピの増分で 167kJ／kgＵＯ ２ （40cal／gＵＯ ２ ）を用いた場合においても，これを超えることはなく燃料の健全性は維持される。
※

ドップラ反応度フィードバックを考慮しない投入反応度の最大値

ｂ．評価項目等
制御棒の引き抜きによる反応度の投入に伴い一時的に臨界に至るものの，原子炉スクラムにより未臨界は確保される。なお，原子炉水位に有意な変動はないため，燃料有効長頂部は冠水を維持しており，放射線の遮蔽は維持される。
以上により，本評価では，「1.2.4.2

有効性を確認するための評価項

目の設定」に示す(1)から(3)の評価項目について，対策の有効性を確認した。
（添付資料 5.4.1）

5.4.3

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価

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，運転員等操作に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価するものとする。
本重要事故シーケンスでは，自動作動する原子炉緊急停止系により，自動的に原子炉をスクラムさせることで，プラントを安定状態に導くことが特徴である。このため，運転員等操作はなく，操作時間が与える影響等はない。
(1)

解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価
5.4−7

本重要事故シーケンスにおける不確かさの影響評価を行う重要現象は，「1.7

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価方針」に示すとおりであり，それらの不確かさの影響評価は以下のとおりである。
ａ．運転員等操作時間に与える影響
本重要事故シーケンスは，「5.4.2(2)

有効性評価の条件」に示すとおり，運転員等操作には期待しないため，運転員等操作時間に与える影響はない。

ｂ．評価項目となるパラメータに与える影響
ドップラ反応度フィードバックの不確かさは，実験結果と解析コードの評価結果との比較から 7〜9％と評価されていることから，これを踏まえて解析を行う必要がある。また，実効遅発中性子割合の不確かさは，臨界試験の結果と解析コードの評価結果との比較から約 4％と評価されていることから，これを踏まえて解析を行う必要がある。この不確かさを考慮した感度解析を「(3)感度解析」にて実施する。

制御棒反応度の不確かさは，実験結果と解析コードの評価結果との比
較から約 9％と評価されていることから，これを踏まえて解析を行う必要がある。また，実効遅発中性子割合の不確かさは臨界試験の結果と解析コードの評価結果との比較により約 4％と評価されていることから，
これを踏まえて解析を行う必要がある。この不確かさを考慮した感度解析を「(3)

感度解析」にて実施する。
（添付資料 5.4.2）(2)

解析条件の不確かさの影響評価
ａ．初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件
5.4−8

初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件は，第 5.4−2 表に示すとおりであり，これらの条件設定を設計値等の最確条件とした場合の影響を評価する。解析条件の設定に当たっては，設計値を用いるか又は評価項目となるパラメータに対する余裕が小さくなるよう保守的な設定をしていることから，この中で事象進展に有意な影響を与える可能性がある項目について，評価結果を以下に示す。
(a)

運転員等操作時間に与える影響
本重要事故シーケンスは，「5.4.2(2)

有効性評価の条件」に示すと

おり，運転員等操作には期待しないため，運転員操作時間に与える影
響はない。
(b)

評価項目となるパラメータに与える影響
炉心状態においては装荷炉心毎に制御棒反応度価値やスクラム反応度等の特性が変化するため，投入反応度が大きくなるおそれがある。
そのため，評価項目に対する余裕は小さくなる場合があるが，
「 (5)

解

析条件の不確かさが評価項目となるパラメータに与える影響評価」にて，投入される反応度について確認しており，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
実効増倍率について，実際の炉心設計では，設計上の余裕を見込み，最大反応度価値を持つ制御棒 1 本が完全に引き抜かれた状態でも，炉心の実効増倍率の計算値は，常に 0.99 未満となるよう設計する。実効増倍率が 0.99 の場合は，臨界到達までにかかる時間が追加で必要となり，また投入される反応度も 0.96 ドル（燃料エンタルピ最大値：約10kJ／kgＵＯ ２ ，増分の最大値：約 1kJ／kgＵＯ ２ ）と小さくなり，即発臨界に至らないこととなるため，評価項目となるパラメータに対する余裕が大きくなる。
5.4−9原子炉初期出力は炉心状態毎に異なり，評価項目となるパラメータに影響を与えるため，その不確かさが与える影響を評価した。原子炉
初期出力の不確かさにより評価項目に対する余裕が変化するが，「(5)解析条件の不確かさが評価項目となるパラメータに与える影響評価」
において，原子炉初期出力の不確かさの影響を確認しており，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
初期燃料温度は炉心状態毎に異なり，評価項目となるパラメータに影響を与えるため，その不確かさが与える影響を評価した。初期燃料
温度の不確かさにより評価項目に対する余裕が変化するが，「(5)解析条件の不確かさが評価項目となるパラメータに与える影響評価」において，初期燃料温度の不確かさの影響を確認しており，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
制御棒引抜阻止は，本評価において期待していないが，これに期待した場合，運転員が事象を認知して速やかに制御棒を挿入し，事象が収束するため，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。

ｂ．操作条件
本重要事故シーケンスは，「5.4.2(2)

有効性評価の条件」に示すとおり，運転員等操作には期待しないため，運転員等操作に関する条件はない。
（添付資料 5.4.2）

(3)

感度解析
解析コードの不確かさによりドップラ反応度フィードバック効果，制御
棒反応度効果及び実効遅発中性子割合は評価項目となるパラメータに影響
5.4−10を与えることから，本重要事故シーケンスにおいて感度解析を実施する。
ドップラ反応度フィードバック効果を＋10％とした場合の燃料エンタル
ピ最大値は約 80kJ／kgＵＯ ２（増分の最大値：約 72kJ／kgＵＯ ２ ），−10％とした場合の燃料エンタルピ最大値は約 92kJ／kgＵＯ ２ （増分の最大値：
約 83kJ／kgＵＯ ２ ），スクラム反応度を＋10％とした場合に投入される反応度は 1.13 ドル，−10％とした場合に投入される反応度は 1.13 ドル（燃料
エンタルピ最大値：約 89kJ／kgＵＯ ２ ，増分の最大値：約 81kJ／kgＵＯ ２ ），
引抜制御棒反応度を＋10％とした場合に投入される反応度は 1.15 ドル（燃料エンタルピ最大値：約 102kJ／kgＵＯ ２ ，増分の最大値：約 94kJ／kgＵ
Ｏ ２ ），−10％とした場合に投入される反応度は 1.12 ドル，実効遅発中性子割合を＋10％とした場合に投入される反応度は 1.11 ドル，−10％とした
場合に投入される反応度は 1.16 ドル（燃料エンタルピ最大値：約 90kJ／
kgＵＯ ２ ，増分の最大値：約 82kJ／kgＵＯ ２ ）となる。以上より，これらの不確かさを考慮しても燃料エンタルピ増加に伴う燃料の破損は生じないことから，評価項目を満足する。
（添付資料 5.4.2）(4)

操作時間余裕の把握
本重要事故シーケンスは，「 5.4.2(2)

有効性評価の条件」に示すとおり，

運転員等操作には期待しないため，操作時間余裕に関する影響はない。

(5)

解析条件の不確かさが評価項目となるパラメータに与える影響評価
解析条件の不確かさにより投入される反応度が大きくなることも考えられ，評価項目となるパラメータに影響を与えることから，炉心状態の変動による評価項目となるパラメータに与える影響について確認した。サイクル初期及びサイクル末期の炉心状態においてＢ型平衡炉心の反応度印加率
5.4−11

を包含する引抜制御棒反応度曲線を用いた評価においても，投入される反応度は 1.16 ドル（燃料エンタルピ最大値：約 80kJ／kgＵＯ ２ ，燃料エンタ
ルピの増分の最大値：約 72kJ／kgＵＯ ２ ）に留まることから，不確かさが評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
原子炉初期出力は炉心状態毎に異なり，評価項目となるパラメータに影響を与えるため，その不確かさが与える影響を評価した。定格出力の 10−
８の 10 倍及び 1／10 倍とした場合の感度解析を行い，有効性評価での結果（1.13 ドル）と大きく差異がない，1.09 ドル（10 倍）及び 1.17 ドル（燃料エンタルピ最大値：約 124kJ／kgＵＯ ２ ，増分の最大値：約 115kJ／kgＵ
Ｏ ２ ）（1／10 倍）であることから，初期出力の不確かさが与える影響は小さい。
初期燃料温度は炉心状態毎に異なり，評価項目となるパラメータに影響を与えるため，その不確かさ ※ が与える影響を評価した。初期燃料温度を
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の設計温度（52℃）を考慮して 60℃とした場合の感度解析を実施し，1.13 ドル（燃料エンタルピ最大値：約 96kJ
／kgＵＯ ２ ，増分の最大値：約 80kJ／kgＵＯ ２ ）であった。有効性評価での結果（1.13 ドル，燃料エンタルピ最大値：約 85kJ／kgＵＯ ２ ，増分の最大
値：約 77kJ／kgＵＯ ２ ）と大きな差異がないことから，初期燃料温度の不確かさが与える影響は小さい。
※

本評価で評価対象とした９×９燃料では，初期の燃料被覆管表面温度及び冷却材
温度を高く設定した場合に，Ｇｄの燃焼やＰｕの蓄積により，結果が厳しくなる場合がある。

（添付資料 5.4.2，5.4.4，5.4.5）

(6)

ま と め
5.4−12

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の範囲として，運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作
時間余裕を確認した。この結果，解析コード及び解析条件の不確かさが運転員等操作時間に与える影響等を考慮した場合においても，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。

5.4.4

必要な要員及び資源の評価(1)

必要な要員の評価
事故シーケンスグループ「反応度の誤投入」の重大事故等対策は自動で作動するため，対応に係る要員の確保は不要である。
なお，スクラム動作後の原子炉の状態確認における必要な中央制御室の当直運転員は 1 名であり，災害対策要員（初動）の当直要員 5 名で対処可
能である。

(2)

必要な資源の評価
事故シーケンスグループ「反応度の誤投入」において，必要な水源，燃料及び電源の評価結果は以下のとおりである。
ａ．水源

本重要事故シーケンスの評価では，原子炉注水は想定していない。

ｂ．燃料

本重要事故シーケンスの評価では，燃料の使用は想定していない。

ｃ．電源

本重要事故シーケンスの評価では，外部電源喪失は想定していない。
5.4−13

5.4.5

結論

事故シーケンスグループ「反応度の誤投入」では，誤操作により制御棒の過剰な引き抜きが行われ，臨界に至る反応度が投入されることで，原子炉が臨界に達し燃料損傷に至ることが特徴である。事故シーケンスグループ「反応度の誤投入」に対する燃料損傷防止対策としては，原子炉停止機能を整備している。
事故シーケンスグループ「反応度の誤投入」の重要事故シーケンス「停止中に実施される検査等により，最大反応度価値を有する制御棒 1 本が全引き抜きされている状態から，他の 1 本の制御棒が操作量の制限を超える誤った操作によって引き抜かれ，異常な反応度の投入を認知できずに燃料の損傷に至る事故」について有効性評価を行った。
上記の場合においても，原子炉停止機能により，燃料が損傷することはな
く，未臨界を維持することができる。
その結果，燃料有効長頂部の冠水，放射線遮蔽の維持及び未臨界の確保ができることから，評価項目を満足している。また，安定状態を維持することができる。
解析条件の不確かさについて確認した結果，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
本事故シーケンスグループにおける重大事故等対策は自動で作動するため，対応に係る要員の確保は不要である。また，スクラム動作後の原子炉の状態確認については，中央制御室の当直運転員 1 名で実施可能である。
以上のことから，事故シーケンスグループ「反応度の誤投入」において，原子炉停止機能の燃料損傷防止対策は，選定した重要事故シーケンスに対して有効であることが確認でき，事故シーケンスグループ「反応度の誤投入」
5.4−14に対して有効である。

5.4−15

プラント前提条件
・複数本の制御棒引き抜き操作（停止余裕検査及び冷温臨界検査を考慮した想定）
・原子炉モード・スイッチ「起動」位置
・原子炉圧力容器未開放
引抜制御棒
ＣＲ−１：最大反応度価値制御棒
ＣＲ−２：ＣＲ−１の対角隣接の制御棒

凡例：操作・確認（運転員）：操作・確認（災害対策要員）：プラント状態（解析）：判断：解析上考慮しない

複数本の制御棒引き抜き操作を開始

ＣＲ−１の「全引き抜き」操作

ＣＲ−２の「引き抜き」操作開始（正規の操作手順）(解析上の時刻)(0秒)

誤操作による反応度誤投入（ＣＲ−２の「連続引き抜き※」操作）

ＣＲ−２を1ノッチずつ引き抜き操作※ 人的過誤としてＣＲ−２の連続引き抜きを想定する。

（解析上考慮せず）（約10秒）

原子炉出力ペリオド短短（10秒）

原子炉出力ペリオド短（20秒）

原子炉自動スクラム

制御棒引抜阻止反応度誤投入後の原子炉スクラムの確認

制御棒挿入操作

制御棒全挿入により未臨界達成

第 5.4−1 図事故シーケンスグループ｢反応度の誤投入｣の対応手順の概要

5.4−16

第 5.4−2 図

引抜制御棒反応度曲線

第 5.4−3 図

スクラム反応度曲線
5.4−17

燃料エンタルピ
最大値：約 85kJ／kgＵＯ ２
増分の最大値：約 77kJ／kgＵＯ ２

炉心平均中性子束
最大値：約 15％
（kJ／kgＵＯ ２ ）

出力降下及び除熱に伴う燃料エンタルピの減少

制御棒引き抜きによる出力上昇及びそれに伴う燃料エンタルピの増加

制御棒引き抜き開始約 9.7秒後，原子炉スクラム及びドップラ効果により出力降
下時

第 5.4−4 図

間（s）

反応度の誤投入における事象変化

5.4−18

第 5.4−1 表
操作及び確認
誤操作による反応度誤投入

反応度の誤投入における重大事故等対策について
手

重大事故等対処設備順

常設設備

運転停止中に，制御棒の誤引き抜き等によって，燃料に反

可搬型設備

計装設備

−

−

起動領域計装＊−−

起動領域計装＊

応度が投入される。
反応度誤投入後の原子炉スクラ

制御棒の誤操作による反応度の投入により，原子炉出力ペムの確認

リオド短短（10 秒）信号で原子炉はスクラムする。制御棒が全挿入し，原子炉は未臨界状態となる。
＊

既許可の対象となっている設備を重大事故等対処設備に位置付けるもの

5.4−19

第5.4−2表
項

目

解析コード

主要解析条件（反応度の誤投入）（1／2）

主要評価条件ＡＰＥＸ／
ＳＣＡＴ（ＲＩＡ用）

条件設定の考え方
−

初期条件

炉心状態

９×９燃料（Ａ型）
平衡炉心のサイクル初期

９×９燃料（Ａ型）と９×９燃料（Ｂ型）の特性はほぼ同等であることから，代表的に９×９燃料（Ａ型）を設定
燃料交換後の余剰反応度の大きな炉心を想定

実効増倍率

1.0

原子炉は臨界状態にあるものとして設定

原子炉初期出力

定格出力の10−８

原子炉が低温状態であることを想定して設定

原子炉初期圧力

0.0MPa[gage]

停止余裕検査時の原子炉圧力を想定

20℃

冷却材温度が低い場合，水密度が大きくなり投入反応度が増加する傾向にあるため，冷却材温度の運用の下限値を設定

8kJ／kgＵＯ２

冷却材温度20℃における燃料エンタルピを想定

5.4−20燃料被覆管表面温度及び原子炉冷却材温度
初期燃料エンタルピ

起因事象

最大反応度価値を有する
制御棒の対角隣接の制御棒のうち，最大反応度価値を有する制御棒

運転停止中の原子炉において，最大反応度価値の制御棒1本が全引き抜きされている状態から，他の1本の制御棒が操作量の制限を超える誤った操作によって連続的に引き抜かれる事象を想定する。
なお，通常，制御棒1本が全引き抜きされている状態の未臨界度は深く，また，停止
余裕検査時において，連続的に制御棒を引き抜くことはないため，上記の想定は保守的である。原子炉停止中の臨界近傍におけるその他の制御棒の引き抜きとしては冷温臨界検査があるが，冷温臨界検査においては，臨界近傍における制御棒の反応度価値を1.0％Δk以下となるよう管理しており，臨界状態からの誤引き抜きにより反応度価
値約1.71％Δkが加わる上記の評価に包含される。
運転停止中に実施する複数の制御棒を引き抜く検査において引き抜きの対象となる制御棒であり，投入される反応度を厳しく評価する観点で，左記の制御棒を設定（誤引
き抜きされる制御棒1本の反応度価値は約1.71％Δk）（添付資料5.4.3）。引抜制御棒
反応度曲線は，第5.4−2図のとおり。

外部電源あり制御棒引き抜き操作には外部電源が必要となるため，外部電源があるものとして想定

制御棒の誤引き抜き

事故条件
誤引き抜きされる制御棒

外部電源

第 5.4−2 表
項目

機器条件

重大事故等対策に関連する

制御棒の引抜速度
起動領域計装のバイパス状態

制御棒引抜阻止信号

5.4−21

スクラム信号※

主要解析条件（反応度の誤投入）（2／2）

主要評価条件9.1cm／s

Ａ，Ｂチャンネルそれぞれ 1 個

条件設定の考え方
引抜速度の上限値を設定
Ａ，Ｂチャンネルとも引抜制御棒に最も近い検出器が 1 個ずつバイパス状態にあるとする。スクラム信号が遅れることにより，厳しい評価となる。

期待しない（原子炉出力ペリ

制御棒の引き抜きが制限されないことにより，制御棒の誤操作の量が増加し，

オド短信号（20秒））

厳しい評価となる

原子炉出力ペリオド短短信号（10 秒）

起動領域計装のスクラム機能を設定※

複数の制御棒引き抜きを伴う検査を実施する際に，発電長が最初の制御棒引き抜き開始前に原子炉保護系計装及び起動領域計装の機能が維持されていること（指示値の異常有無確認，点検記録及び校正記録等の確認等），制御棒のスクラムアキュムレータの圧力等を確認することで，必要な原子炉緊急停止系が正常に動作することを確認する運用としている。
そのため，本事象においてスクラム信号の機能に期待できる。

添付資料 5.4.1
安定停止状態について（運転停止中

反応度の誤投入）

運転停止中の反応度の誤投入の安定停止状態については以下のとおり。
原子炉安定停止状態：事象発生後，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備を用いた炉心冷却により，炉心冠水が維持でき，また，冷却のための設備がその後も機能維持できると判断され，かつ，必要な要員の不足や資源の枯渇等のあらかじめ想定される事象悪化のおそれがない場合，安定停止状態が確立されたものとする。
【安定停止状態の確立について】
原子炉安定停止状態の確立について
運転停止中に制御棒の誤引き抜き等によって，燃料に反応度が投 入 さ れ る が ， 原 子 炉 出 力 ペ リ オ ド 短 短 （ 10 秒 ） 信 号 に よ り 原 子
炉 は ス ク ラ ム し て 制 御 棒 全 挿 入 と な り ，未 臨 界 状 態 と な る こ と で ，原子炉安定停止状態が確立される。
また，重大事故等対策は自動で作動するため，対応に必要な要員の確保は不要である。
【安定停止状態の維持について】
上記の燃料損傷防止対策により安定停止状態を維持できる。
ま た ，残 留 熱 除 去 系 機 能 を 維 持 し ，除 熱 を 継 続 す る こ と に よ り ，
安定停止状態後の状態維持が可能となる。

添付 5.4.1-1

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（運転停止中
第 1表
分類

炉心
（核）

解析コードにおける重要現象の不確かさが運転員等の操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（運転停止中
重要現象

解析モデル

不確かさ

運転員等操作時間に与える影響

反応度の誤投入）

評価項目パラメータに与える影響

添付 5.4.2-1

核 分 裂 出 ・一点近似動特性モデル（炉出力）考慮しない
力・出力分布は二次元拡散モデル
・核 定 数 は 三 次 元 体 系 の 炉 心 を 空 間 効 果 を考慮し二次元体系に縮約

ドップラ反応度フィードバック及び制御棒反応度効
果の不確かさに含まれる。

出 力 分 布 ・ 二 次 元 （ RZ） 拡 散 モ デ ル
考慮しない
変化・エ ン タ ル ピ ス テ ッ プ の 進 行 に 伴 う 相 対 出
力分布変化を考慮

解析では制御棒引抜に伴う反応度印加曲線を厳しく
設 定 し ，さ ら に 局 所 出 力 ピ ー キ ン グ 係 数 は 対 象 領 域 に
あ る 燃 料 の 燃 焼 寿 命 を 考 慮 し た 最 大 値 （ 燃 焼 度 0GWd
／t での値）を用いるといった保守的なモデルを適用
し て い る こ と か ら ，出 力 分 布 変 化 の 不 確 か さ は 考 慮 しない。

反 応 度 フ ・ド ッ プ ラ 反 応 度 フ ィ ー ド バ ッ ク 効 果 は 出 ・ ド ッ プ ラ 反 応 度 フ ィー ド バ ッ ク 効 果：7〜ィードバ
力分布依存で考慮
9％ッ ク 効 果 ・ 熱 的 現 象 は 断 熱 ，ボ イ ド 反 応 度 フ ィ ー ド・ 実 効 遅 発 中 性 子 割 停止時の制御棒の誤引き抜
バック効果は考慮しない※合 ： 4％き は ，起 動 領 域 計 装 の 原 子 炉
出 力 ペ リ オ ド 短 短 （ 10 秒 ）信 号 の 発 生 に よ り ，自 動 的 に
原子炉スクラムされること
制 御 棒 反 ・三次元拡散モデル
・ 制 御 棒 反 応 度 ： 9％で 未 臨 界 と な り ，事 象 は 収 束
応度効果 ・動特性計算では外部入力
・ 実 効 遅 発 中 性 子 割 す る こ と か ら ，運 転 員 等 の 操
合 ： 4％
作を必要としない。
し た が っ て ，解 析 コ ー ド の 不
確かさが運転員等操作時間に与える影響を考慮する必要はない。
燃 料 棒 内 ・熱伝導モデル
考慮しない

実 験 結 果 と 解 析 コ ー ド の 評 価 結 果 と の 比 較 か ら ，ド ッ
プ ラ 反 応 度 フ ィ ー ド バ ッ ク の 不 確 か さ は 7〜 9％ と 評
価 さ れ て い る こ と か ら ，こ れ を 踏 ま え て 解 析 を 行 う 必
要がある。
ま た ，実 効 遅 発 中 性 子 割 合 の 不 確 か さ は ，臨 界 試 験 の結 果 と 解 析 コ ー ド の 評 価 結 果 と の 比 較 に よ り ， 約 4％と 評 価 さ れ て い る こ と か ら ，こ れ を 踏 ま え て 解 析 を 行う必要がある。

温度変化

・燃 料 ペ レ ッ ト − 被 覆 管 ギ ャ ッ プ 熱 伝 達 モ
デル

沸騰遷移

低 温 時 ： Rohsenow-Griffith の 式 及 び 考 慮 し な い
Kutateladze の 式

実 験 結 果 と 解 析 コ ー ド の 評 価 結 果 と の 比 較 か ら ，制 御棒 反 応 度 の 不 確 か さ は 約 9％ 程 度 あ る こ と か ら ， こ れを踏まえて解析を行う必要がある。
ま た ，実 効 遅 発 中 性 子 割 合 の 不 確 か さ は ，臨 界 試 験 との 比 較 に よ り ， 約 4％ と 評 価 さ れ て い る こ と か ら ， これを踏まえて解析を行う必要がある。
「 反 応 度 投 入 事 象 評 価 指 針 」に お い て 燃 料 棒 内 メ ッ シ
ュ の 「 制 御 棒 落 下 」 解 析 結 果 へ の 影 響 は 0％ と 報 告 さ
れ て お り ，類 似 の 事 象 で あ る 本 事 故 シ ー ケ ン ス に つ いても，影響はほとんど生じない。
本 事 象 で は 即 発 臨 界 と な り ，急 激 な 出 力 上 昇 が 生 じ るが，スクラム反応度印加により出力は速やかに降下
し ，燃 料 エ ン タ ル ピ は そ の 数 秒 後 に 最 大 値 と な る 。この よ う な 短 時 間 の 事 象 で あ る こ と か ら ，燃 料 棒 表 面 熱伝達の不確かさが燃料エンタルピの最大値に及ぼす影響はほとんどない。
事象を通じての表面熱流束は限界熱流束に対して十分 小 さ く な っ て い る こ と か ら ，沸 騰 遷 移 の 判 定 式 の 不
確かさが燃料エンタルピの最大値に与える影響はほ
とんどない。

ＡＰＥＸは断熱モデルに基づくドップラ反応度フィードバックモデルを採用し，減速材温度フィードバック及び減速材ボイドフィードバックは考慮しない。

添付資料 5.4.2

燃 料 棒 表 ・ 単 相 強 制 対 流 ： Dittus-Boelter の 式
考慮しない
面 熱 伝 達 ・ 核 沸 騰 状 態 ： Jens-Lottes の 式
炉心・ 膜 沸 騰 状 態 （ 低 温 時 ）： NSRR の 実 測 デ ー（燃料）タに基づいて導出された熱伝達相関式※

反応度の誤投入）

第 2 表解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（運転停止中項目

解析条件(初期，事故及び機器条件)の不確かさ
解析条件

炉心状態

実効増倍率

最確条件

運転員等操作時間に与える影響

・ 装 荷 炉 心 に つ い て は 9×9 燃 料（Ａ型）の平衡炉心を代表とし装荷炉心毎，
平衡炉心サイ
て設定
燃焼度毎に
クル初期
・燃料交換後の余剰反応度の大き変化
な炉心としてサイクル初期を想定

1.0

0.99 未 満

添付 5.4.2-2

初
期
条
件
原子炉
初期出力

評価条件設定の考え方

定格出力の10 − ８定格出力の10 − ８ 程 度

原子炉は臨界状態にあるものとし 停 止時の制 御棒の 誤引き
抜きは，起動領域計装のて設定
原子炉出力ペリオド短短（ 10 秒 ）信 号 の 発 生 に より，自動的に原子炉スクラムされることで未臨界となり，事象は収束する
ことから，運転員等の操作を必要としない。
したがって，初期条件の原子炉が低温状態であることを想 不確かさが運転員等操作
定して設定時間に与える影響を考慮する必要はない。

評価項目パラメータに与える影響
実炉心においては装荷炉心毎，燃焼度毎に制御棒反応度価値やス
クラム反応度等の特性が変化する。
これらの影響については以下の保守的な想定をした評価においても ，投 入 さ れ る 反 応 度 は 約 1.16 ド ル（ 燃 料 エ ン タ ル ピ 最 大 値：80kJ／ kgＵ Ｏ ２ ， 燃 料 エ ン タ ル ピ の 増 分 の 最 大 値 ： 72kJ／ kgＵ Ｏ ２ ） にとどまることから，不確かさが評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
・サイクル初期及びサイクル末期の炉心状態においてＢ型平衡
炉心の反応度印加率を包含する引抜制御棒反応度曲線を用いた 場 合 （ 添 付 資 料 5.4.5）
実効増倍率について，実際の設計では，設計上の余裕を見込み，最大反応度価値を持つ制御棒 1 本が完全に引き抜かれた状態でも，
炉 心 の 実 効 増 倍 率 の 計 算 値 は ，常 に 0.99 未 満 と な る よ う 設 計 す る 。
実 効 増 倍 率 が 0.99 の 場 合 は ，臨 界 到 達 ま で に か か る 時 間 が 追 加 で
必 要 と な り ，ま た 投 入 さ れ る 反 応 度 も 0.96 ド ル（ 燃 料 エ ン タ ル ピ
最 大 値 ： 約 10kJ／ kgＵ Ｏ ２ ， 増 分 の 最 大 値 ： 約 1kJ／ kgＵ Ｏ ２ ） と小さくなり，即発臨界に至らないこととなるため，評価項目となるパラメータに対する余裕が大きくなる。
初期出力は炉心状態毎に異なり，評価項目となるパラメータに影響を与えるため，その不確かさが与える影響を評価した。
定 格 出 力 の 10 − ８ の 10 倍 及 び 1／ 10 倍 と し た 場 合 の 感 度 解 析 を 行
い，結果は以下のとおりとなった。
定 格 出 力 の 10 − ７ ： 1.09 ド ル
定 格 出 力 の 10 − ９：1.17 ド ル（ 燃 料 エ ン タ ル ピ 最 大 値：約 124kJ／ kgＵ Ｏ ２ ， 増 分 の 最 大 値 ： 約 115kJ／ kgＵ Ｏ ２ ）有 効 性 評 価 で の 結 果（ 1.13 ド ル ，燃 料 エ ン タ ル ピ 最 大 値：約 85kJ
／ kgＵ Ｏ ２ ，増 分 の 最 大 値：約 77kJ／ kgＵ Ｏ ２ ）と 大 き く 差 異 が ないことから，初期出力の不確かさが与える影響は小さい。

初期燃料被覆管表面温度は炉心状態毎に異なり，評価項目となる
パ ラ メ ー タ に 影 響 を 与 え る た め ，そ の 不 確 か さ ※ が 与 え る 影 響 を 評価した。
初 期 燃 料 温 度 を 60℃ と し た 場 合 の 感 度 解 析 を 実 施 し ， 結 果 は 以 下のとおりとなった。
・ 初 期 燃 料 温 度 60℃ ： 1.13 ド ル （ 燃 料 エ ン タ ル ピ 最 大 値 ： 約
96kJ／ kgＵ Ｏ ２ ， 増 分 の 最 大 値 ： 約 80kJ／ kgＵ Ｏ ２ ）燃料初期エ
冷 却 材 温 度 20℃ に お け る 燃 料 エ
事故事象毎
8kJ／ kgＵ Ｏ ２
有 効 性 評 価 で の 結 果（ 1.13 ド ル ，燃 料 エ ン タ ル ピ 最 大 値：約 85kJ
ンタルピ
ンタルピを想定／ kgＵ Ｏ ２ ，増 分 の 最 大 値：約 77kJ／ kgＵ Ｏ ２ ）と 大 き な 差 異 が ないことから，初期燃料温度の不確かさが与える影響は小さい。
※ 本 評 価 で 評 価 対 象 と し た ９ ×９ 燃 料 で は ，初 期 の 燃 料 被 覆 管 表 面 温 度 及 び 冷 却 材 温 度 を 高 く 設 定 し た 場 合 に ，Ｇ ｄ の 燃 焼 や Ｐ ｕ の 蓄 積 に よ り ，結 果 が厳しくなる場合がある。
燃料被覆管
表面温度及
20℃
び冷却材温
度

事故事象毎
20℃ 以 上

冷 却 材 温 度 が 低 い 場 合 ，水 密 度が大きくなり投入反応度が増
加 す る 傾 向 に あ る た め ，冷 却 材
温度の運用の下限値を設定

反 応 度 の 誤 投 入 ）（ 1 ／ 2 ）第 2 表解析条件を最確条件とした場合の運転員等操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（運転停止中項目

解析条件(初期，事故及び機器条件)の不確かさ
解析条件

事
故
条
件

誤引き抜き
される制御
棒

最大反応度価値を有する制御棒の対角隣接の制御棒のう ち ，最 大 反 応
度価値を有する制御棒

添付 5.4.2-3

制御棒の引抜9.1cm／ s
速度

機
器
条
件

評価条件設定の考え方

最確条件

解析条件と
同様

運転停止中に実施する複数の制御
棒引き抜きを伴う検査を考慮し設定（誤引き抜きされる制御棒 1 本の 反 応 度 価 値 は 約 1.71％ Δ k）。
（ 添 付 資 料 5.4.3）

9.1cm／ s 以
下

引抜速度の上限値として設定

起動領域計装Ａ ，Ｂ チ ャ ン ネ バ イ パ ス なのバイパス状ルそれぞれ 1 個 し態

Ａ，Ｂチャンネルとも引抜制御棒に最も近い検出器が 1 個ずつバイパス状態にあるとする。スクラム
信号が遅れることにより，厳しい
評価となる

期待する
（原子炉出
力ペリオド
短 信 号 （ 20秒 ））制御棒の引き抜きが制限されな い こ と に よ り ，制 御 棒 の 誤 操
作 の 量 が 増 加 し ，厳 し い 評 価 と
なる

期待しない
制御棒引抜 （原子炉出力阻止
ペリオド短信号 （ 2 0 秒 ））スクラム信号

原子炉出力ペ
解析条件とリ オ ド 短 短（ 10同様秒）信号

設計値を設定運転員等操作時間に与える影響

反 応 度 の 誤 投 入 ）（ 2 ／ 2 ）評価項目パラメータに与える影響

停止時の制御棒の誤引き
抜きは，起動領域計装の原子炉出力ペリオド短短（ 10 秒 ）信 号 の 発 生 に より，自動的に原子炉スクラムされることで未臨界解析条件と同様であることから，評価項目となるパラメータに与となり，事象は収束する
える影響はない。
ことから，運転員等の操作を必要としない。
したがって，事故条件の不確かさが運転員等操作時間に与える影響を考慮する必要はない。
解析上では引抜速度の上限値を設定しているが，最確条件では上限 値 に 比 べ て 遅 い 引 抜 速 度 で あ り ，投 入 反 応 度 が 小 さ く な る た め ，
停止時の制御棒の誤引き 評価項目となるパラメータに対する余裕が大きくなる。
抜きは，起動領域計装の原子炉出力ペリオド短短 バイパス状態がない場合は制御棒引抜阻止信号及びスクラム信号（ 10 秒 ）信 号 の 発 生 に よ の 応 答 が 早 く な り ， 投 入 反 応 度 が 小 さ く な る た め ， 評 価 項 目 と な
り，自動的に原子炉スク るパラメータに対する余裕が大きくなる。
ラムされることで未臨界となり，事象は収束する
ことから，運転員等の操制御棒引抜阻止に期待した場合，運転員が事象を認知して作を必要としない。
したがって，機器条件の 速 や か に 制 御 棒 を 挿 入 し ， 事 象 が 収 束 す る た め ， 評 価 項 目
不確かさが運転員等操作 と な る パ ラ メ ー タ に 対 す る 余 裕 は 大 き く な る 。
時間に与える影響を考慮する必要はない。
解析条件と同様であることから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

添付資料 5.4.3
反応度誤投入事象の代表性について

1.

はじめに
有効性評価では反応度の誤投入事象として，「 停止中に実施される検査等により，最大反応度価値を有する制御棒 1 本が全引き抜きされている状態から，
他の 1 本の制御棒が操作量の制限を超える誤った操作によって引き抜かれ，異常な反応度の投入を認知できずに燃料の損傷に至る事故」を想定している。
これは，運転停止中に実施する冷温臨界検査や停止余裕検査を考慮した想定であり，その検査の制御棒引き抜き事象の代表性について以下に示す。

2.

運転停止中において制御棒を複数引き抜く検査
運転停止中の原子炉においては，停止余裕（最大反応度価値を有する 1 本の制御棒が引き抜かれた状態でも炉心の未臨界を維持できること）を確保した燃料配置としていることに加え，原子炉モード・スイッチを「燃料取替」位置にすることで，1 本を超える制御棒の引き抜きを阻止するインターロッ
クが作動する状態とし，不用意な臨界の発生を防止している。
しかしながら，停止余裕検査及び冷温臨界検査の実施時においては，原子炉モード・スイッチを「起動」位置として複数の制御棒の引き抜きを実施する。このため，これらの検査中に人的過誤が発生すると，想定を超える反応度が投入される可能性がある。
それぞれの検査の概要や対象となる制御棒等は以下のとおり。

(1)冷温臨界検査
検査の目的：臨界予測精度の維持・向上のためのデータベースの蓄積。

検査方法：あらかじめ作成した検査用の引き抜きシーケンスに従って
添付 5.4.3-1

順番に対象となる制御棒の引き抜きを実施し，臨界状態確認後に，制御棒パターン，原子炉水温度及びペリオド等のデータを採取する。
対象制御棒：評価ケースにより異なる。臨界状態が確認されるまで，複数本の制御棒の引き抜きを実施する。

事故防止対策：制御棒価値ミニマイザによる制御棒操作手順の監視，又は制御棒の操作を行う運転員とは異なる運転員 1 名による監視。

(2)停止余裕検査
検査の目的：停止余裕（挿入可能な制御棒のうち最大反応度価値を有す
る制御棒 1 本が挿入されない場合でも，原子炉を常に冷温で未臨界にできること）を確認する。

検査方法：①最大反応度価値を有する制御棒（ＣＲ−１）を全引き抜き位置まで引き抜く。
②最大反応度価値を有する制御棒（ＣＲ−１）を位置Ｎ ※まで挿入する。
※

最大反応度価値を有する制御棒（ＣＲ−１）の対角隣接の 制御棒（ＣＲ−２）について停止余裕の確認に必要な引き抜き位置③最大反応度価値を有する制御棒（ＣＲ−１）の対角隣接の制御棒（ＣＲ−２）を位置Ｎまで引き抜く。
④最大反応度価値を有する制御棒（ＣＲ−１）を再度 1 ノ
ッチずつ引き抜きして，全引き抜きとし，この状態で炉心が臨界未満であることを確認する。なお，制御棒の引
添付 5.4.3-2

き抜きに際しては，各 1 ノッチ引き抜き前に検査担当者
で未臨界を確認している。
対象制御棒：最大反応度価値を有する制御棒 1 本及び最大反応度価値を有する制御棒の対角隣接の制御棒 1 本。
引き抜かれる制御棒は，最大反応度価値を有する制御棒の対角隣接の制御棒のうち，最大反応度価値を有するものを選択。

事故防止対策：制御棒の操作を行う運転員とは異なる運転員 1 名による監視。

3.

想定する人的過誤
想定を超えた反応度が投入されるおそれのある人的過誤として，「 燃料の誤装荷」，「制御棒の選択誤り」及び「制御棒の連続引き抜き」について検討した。

3.1

単一の人的過誤(1)

燃料の誤装荷燃料の誤装荷は，燃料の誤配置や燃料・制御棒の装荷順序の誤りにより，想定以上の反応度が投入されることが考えられる。しかしながら，燃料を装荷する際は，燃料取替機が自動で燃料装荷位置まで移動し，かつ作業員による燃料装荷位置の確認や定検時燃料移動監視装置による確認等が行われる。このため，本事象が発生しても適切に認知がされることから，反応度の連続投入や急激な反応度の投入は考えにくい。

(2)

制御棒の選択誤り添付 5.4.3-3

操作対象制御棒の選択を誤ると，当該制御棒の反応度価値が変化する。
冷温臨界検査及び停止余裕検査では，事前に対象となる制御棒の価値が臨界近傍で大きくならないように評価により対象を選定しており，その制御
棒パターンは制御棒価値ミニマイザ ※ や運転員等により監視されているため，操作対象以外の制御棒が選択されることは考えにくい。また，選択誤りが発生した場合においても臨界付近での制御棒引抜操作は 1 ノッチずつであるため，反応度の急激な投入は考えにくい。
※(3)

停止余裕検査では使用していない。

制御棒の連続引き抜き
運転員，及び制御棒の操作を行う運転員とは異なる運転員が制御棒や起動領域計装の確認を実施しており，人的過誤発生時も認知が容易である。
しかし，これらの認知は運転員に期待しているため，有効性評価ではこれ
らの認知に期待せず，制御棒が連続引き抜きされることを想定する。

3.2

人的過誤の重畳
人的過誤として抽出した「燃料の誤装荷」，「制御棒の選択誤り」及び「制御棒の連続引き抜き」の重畳事象の発生について検討した。反応度の投入速
度等の理由 ※ から，検討するべき人的過誤の重畳は「制御棒の選択誤り」＋「制御棒の連続引き抜き」のみであると考えられる。
評価の結果，人的過誤の重畳は発生の可能性が低いことから，有効性評価
では単一の人的過誤である「制御棒の誤引き抜き」について検討する。
※「制御棒の連続引き抜き」を含まない人的過誤が重畳した場合には，制御棒が 1
ノッチずつ引き抜かれるため，投入される反応度は「制御棒の連続引き抜き」に比べて小さいと考えられる。また，「燃料の誤装荷」については，燃料取替機

添付 5.4.3-4

により自動で選択されるため，運転員等の作業時の誤りにより間違った配置に装荷されることは考えにくく，燃料の装荷順序に係るデータの入力についても十分確認がなされていることから，「燃料の誤装荷」単一の過誤発生確率でも十分低いと考えられ，他の過誤との重畳事象は考慮する必要がないと考えられる。

(1)「制御棒の選択誤り」及び「制御棒の連続引き抜き」重畳時の人的過誤確率
人的過誤の重畳を考慮すべき試験は，「 2.

停止時において制御棒を複数引き抜く検査」に示すとおり，原子炉停止余裕検査及び冷温臨界検査である。通常，冷温臨界検査では制御棒価値ミニマイザにより機械的に制御棒の選択の誤りを防止している。したがって，この機能を使用している場合
は，人的過誤による制御棒の選択の誤りは発生しないため，人的過誤の重畳の考慮は不要である。ただし，これらの機能に期待しないで試験を実施することもあるため，その場合における人的過誤の重畳を検討した。なお，
制御棒価値ミニマイザによる機械的な制御棒の選択の誤りに期待しない場
合においては，制御棒を操作する運転員以外の運転員が 1 名以上監視に当たることで制御棒の選択の誤りの発生を防止しているため，これらについてもモデル化する。
第 1 図に「制御棒の連続引き抜き」，第 2 図に「制御棒の選択誤り」＋「制御棒の連続引き抜き」の重畳（人的過誤に従属性を考えた場合）における人間信頼性解析（ＨＲＡ）ツリー及び人的過誤の確率を示す。
その結果，「制御棒の連続引き抜き」の単一の人的過誤に比べて「制御棒の選択誤り」＋「制御棒の連続引き抜き」の重畳を考慮すると，発生確率が小さくなっていることがわかる。なお，この評価における，同じ操作者・指示者による「制御棒の選択誤り」と「制御棒の連続引き抜き」の人的過誤の従属性は，ＮＵＲＥＧ／ＣＲ−６８８３のＳＰＡＲ−Ｈ手法における添付 5.4.3-5

従属性レベルの選定フロー（第 1 表）に基づき，高従属と設定した。
同じ操作者・指示者による「制御棒の選択誤り」と「制御棒の連続引き抜き」の人的過誤の従属性は，作業内容の差異やステップ毎に実施していることから独立事象として考えることもでき，その場合についても評価した（第 3 図）。
以上のように人的過誤確率が発生する確率は低いことから，有効性評価
では単一の人的過誤である「制御棒の誤引き抜き」について検討する。

第1図「制御棒の連続引き抜き」のＨＲＡツリー及び人的過誤確率

添付 5.4.3-6

F11
検査員の指示による
制御棒の選択誤り
F12
誤選択の過誤回復
F13
検査員の指示による制御棒の連続引き抜き

F31
運転員による
制御棒の選択誤り
F32
誤選択の過誤回復
成功（単一の人的過誤）

成功（人的過誤なし，又は単一の人的過誤）F21
運転員による
制御棒の連続引き抜き
失敗（人的過誤の重畳）

F33
操作員の指示による制御棒の連続引き抜き
F41
運転員による
制御棒の連続引き抜き

成功（単一の人的過誤）

失敗（人的過誤の重畳）

失敗（人的過誤の重畳）

失敗（人的過誤の重畳）

人的過誤の内容

過誤 確率
（中央値）

EF

備考

F11

操作員の指示 誤りによる制御棒 の
選択誤り

3.0E-03

3

NUREG/CR-1278 手順書を用 いる時のオミッシ ョンエラー
（チェ ック表が正しく用い られている場合の長 い操作（10項目以 上））
特に高 いストレスとはなら ないため，ストレス ファクタは1と設定

F12

操作する運転 員や監視している 運転員による過 誤回復

5.3E-02

3

NUREG/CR-6883（SPAR-H）の 低従属F11の操 作に対して，時間的 な間隔，作業者の 相違があるため，低 従属とした
特に高 いストレスとはなら ないため，ストレス ファクタは1と設定

F13

検査員の指示 による制御棒の連 続
引き抜き

5.0E-01

2

NUREG/CR-6883（SPAR-H）の 高従属
F11の操 作と作業内容が異な るが，操作者，操 作場所は同じである ため，高従属とした
特に高 いストレスとはなら ないため，ストレス ファクタは1と設定（過誤 回復には期待しない ）F21

操作する運転 員による制御棒の 連
続引き抜き

5.3E-02

3

NUREG/CR-6883（SPAR-H）の 低従属F11の操 作と作業内容が異な り，操作と時間的 な間隔，作業者の相 違があるため，低 従属とした
特に高 いストレスとはなら ないため，ストレス ファクタは1と設定

F31

操作する運転 員による制御棒の 連
続引き抜き

3.0E-03

3

NUREG/CR-1278 手順書を用 いる時のオミッシ ョンエラー
（チェ ック表が正しく用い られている場合の長 い操作（10項目以 上））
特に高 いストレスとはなら ないため，ストレス ファクタは1と設定

F32

検査員や監視 している運転員に よる制御棒の選 択誤りに対する過 誤回復

5.3E-02

3

NUREG/CR-6883（SPAR-H）の 低従属
F31の操 作に対して，時間的 な間隔，作業者の 相違があるため，低 従属とした
特に高 いストレスとはなら ないため，ストレス ファクタは1と設定

F33

検査員の指示 による制御棒の連 続
引き抜き

5.3E-02

3

NUREG/CR-6883（SPAR-H）の 低従属
F31の操 作に対して，時間的 な間隔，作業者の 相違があるため，低 従属とした
特に高 いストレスとはなら ないため，ストレス ファクタは1と設定

F41

操作する運転 員による制御棒の 連
続引き抜き

2

NUREG/CR-6883（SPAR-H）の 高従属
F31の操 作と作業内容が異な るが，操作者，操 作場所は同じである ため，高従属とした
特に高 いストレスとはなら ないため，ストレス ファクタは1と設定（過誤 回復には期待しない ）5.0E-01※操作する運転員による制御棒の連続引き抜きにおける過誤回復 には保守的に期待 しないこととした。
また，HRAツリー及び人 的過誤の確率は，複数の制御棒を引き 抜く冷温臨界試験を 想定して評価した 。
人的過誤（平均値）

EF

3.1E-043.6

第2図「制御棒の選択誤り」及び「制御棒の連続引き抜き」重畳時のＨＲＡツリー（従属性を考慮する場合）
添付 5.4.3-7

F11
検査員の指示による
制御棒の選択誤り
F12
誤選択の過誤回復
F13
検査員の指示による制御棒の連続引き抜き

F31
運転員による
制御棒の選択誤り

F14
連続引き抜きの過誤回復

F32
誤選択の過誤回復

F21
成功
運転員による（単一の人的過誤）
制御棒の連続引き抜き
F33
失敗
操作員の指示による（人的過誤の重畳）
制御棒の連続引き抜き
F34
失敗
連続引き抜きのF41（人的過誤の重畳）
過誤回復
運転員による

成功（人的過誤なし，又は単一の
人的過誤）

成功
（単一の人的過誤）

制御棒の連続引き抜き
失敗（人的過誤の重畳）
失敗（人的過誤の重畳）

人的過誤の内容

過 誤確率（ 中央値）

EF

備考

F11

操作員の指示誤りに よる制御棒の選択誤り

3.0E-03

3

NUREG/CR-1278 手順書を用いる時のオミッションエラー
（チェック表が正 しく用いられている場合の長い操作（10項目以 上））
特に高いストレス とはならないため，ストレスファクタは1と設 定

F12

操作する運転員や監 視している運転員による過誤回復

5.3E-02

3

NUREG/CR-6883（ SPAR-H）の低従属
F11の操作に対し て，時間的な間隔，作業者の相違があるため， 低従属とした
特に高いストレス とはならないため，ストレスファクタは1と設 定

F13

検査員の指示による 制御棒の連続
引き抜き

3.0E-03

3

NUREG/CR-6883（ SPAR-H）の高従属
F11の操作と作業 内容が異なるが，操作者，操作場所は同じであ るため，高従属とした
特に高いストレス とはならないため，ストレスファクタは1と設 定※制御棒の選択誤 りと作業内容が異なり，操作は検査要領書に従 ってステップ毎に実施することから，完全独 立としたF14

操作する運転員や監 視している運転員による過誤回復

5.3E-02

3

NUREG/CR-6883（ SPAR-H）の低従属
F13の操作に対し て，時間的な間隔，作業者の相違があるため， 低従属とした
特に高いストレス とはならないため，ストレスファクタを1と設 定

F21

操作する運転員によ る制御棒の連続引き抜き

3.0E-03

3

NUREG/CR-1278 手順書を用いる時のオミッションエラー
（チェック表が正 しく用いられている場合の長い操作（10項目以 上））
特に高いストレス とはならないため，ストレスファクタは1と設 定※制御棒の選択誤 りと作業内容が異なり，操作は検査要領書に従 ってステップ毎に実施することから，完全独 立とした

F31

操作する運転員によ る制御棒の連続引き抜き

3.0E-03

3

NUREG/CR-1278 手順書を用いる時のオミッションエラー
（チェック表が正 しく用いられている場合の長い操作（10項目以 上））
特に高いストレス とはならないため，ストレスファクタは1と設 定

F32

検査員や監視してい る運転員による制御棒の選択誤り に対する過誤回復

5.3E-02

3

NUREG/CR-6883（ SPAR-H）の低従属
F31の操作に対し て，時間的な間隔，作業者の相違があるため， 低従属とした
特に高いストレス とはならないため，ストレスファクタは1と設 定

F33

検査員の指示による 制御棒の連続
引き抜き

3.0E-03

3

NUREG/CR-1278 手順書を用いる時のオミッションエラー
（チェック表が正 しく用いられている場合の長い操作（10項目以 上））
特に高いストレス とはならないため，ストレスファクタは1と設 定※制御棒の選択誤 りと作業内容が異なり，操作は検査要領書に従 ってステップ毎に実施することから，完全独 立とした

F34

操作する運転員や監 視している運転員による過誤回復

5.3E-02

3

NUREG/CR-6883（ SPAR-H）の低従属
F33の操作に対し て，時間的な間隔，作業者の相違があるため， 低従属とした
特に高いストレス とはならないため，ストレスファクタは1と設 定

F41

操作する運転員によ る制御棒の連続引き抜き

3.0E-03

3

NUREG/CR-1278 手順書を用いる時のオミッションエラー
（チェック表が正 しく用いられている場合の長い操作（10項目以 上））
特に高いストレス とはならないため，ストレスファクタは1と設 定※制御棒の選択誤 りと作業内容が異なり，操作は検査要領書に従 ってステップ毎に実施することから，完全独 立とした

※操作す る運転員による制御棒の連続引き抜きにおける 過誤回復には保守的に期待しないこととした 。
また， HRAツリー及び人的過誤の確率は，複数の制御 棒を引き抜く冷温臨界試験を想定して評価した 。
人的過誤 （平均値）

EF

2.0E-064.5

第3図「制御棒の選択誤り」及び「制御棒の連続引き抜き」重畳時のＨＲＡツリー（独立事象の場合）
添付 5.4.3-8

第1表

4.

ＳＰＡＲ−Ｈ手法における従属性レベルの選定フロー

過去に発生した制御棒誤引き抜け事象と東海第二発電所における発生防止
対策(1)

志賀原子力発電所 1 号炉における制御棒引き抜け事象
平成 11 年 6 月，志賀原子力発電所 1 号炉において，原子炉停止機能強化
工事の機能確認工事の準備として，制御棒関連の弁を操作していたところ，
3 本の制御棒が想定外に全挿入位置から引き抜かれ，原子炉が臨界状態となった。この事象により，原子炉自動停止信号が発生したが，直ちに制御棒が挿入されず，約 15 分間制御棒が全挿入されなかった。
この事象は，制御棒駆動水圧系（以下「ＣＲＤ」という。）の原子炉戻り
ラインの弁を開けずにＣＲＤ挿入ライン隔離弁を閉としたことにより，引き抜きラインに圧力がかかり，制御棒が引き抜けた。また，原子炉自動停
止信号が発生したにも関わらず制御棒が挿入されなかったのは，ＣＲＤ挿
入ライン隔離弁が閉であったこと及び制御棒駆動水圧制御ユニット（以下「ＨＣＵ」という。）アキュムレータに圧力が充てんされていなかったことが原因である。
上記の事象を踏まえ，東海第二発電所では，次の対策を講じている。
添付 5.4.3-9

ａ．ＨＣＵ隔離時のＣＲＤリターンライン運転手順の整備
ｂ．原子炉−ＣＲＤ冷却水ヘッダ間差圧上昇時のＣＲＤポンプ自動トリ
ップインターロックの設置
これらの対策を考慮して制御棒の誤引き抜け事象の発生頻度を評価した
結果，4.5E-10／施設定期検査と評価され，志賀原子力発電所 1 号炉で発生した制御棒誤引き抜け事象と同様の事象が東海第二発電所で発生する頻度
は十分小さいことを確認している。

(2)

東海第二発電所における意図せぬ制御棒動作事象
東海第二発電所においては，制御棒の誤引き抜け事象等により反応度が誤投入された事象の発生実績はないが，平成 20 年 4 月，施設定期検査中（全燃料取出，全制御棒全引き抜き，制御棒駆動水圧系ユニット（以下「ＨＣＵ」という。）隔離）のところ，1 本の制御棒が 44 ポジション（全引き抜
き位置（48 ポジション）から 4 ポジション挿入）に動作し，「制御棒ドリフト」警報が発報した。
この事象は，動作した制御棒のＨＣＵの制御弁のリークテストを実施中に，当該制御弁の圧力が安定せず加圧を通常よりも長時間実施したこと，
及び当該ＨＣＵ周りの手動弁のシートパスが重畳したことが原因である。
ただし，本事象は全燃料取出状態であったこと，及び制御棒は挿入側に動作した事象であることから，反応度が投入された事象ではない。
なお，当事象への対策として，以下の対策を行った。
・当該ＨＣＵ弁の弁体取り替え
・ＨＣＵリークテストにおける圧力が安定しない場合は，当該リークテストを中止する・警報処置手順書における「制御棒ドリフト」警報に本事象を発生要添付 5.4.3-10

因として加えることで，当該警報発報時にＨＣＵリークテストも要因の調査対象とする。

5.

重要事故シーケンスの想定
有効性評価では上記 2.〜4.を踏まえ，停止余裕検査や冷温臨界検査時に，人的過誤により制御棒が連続的に引き抜かれる事象を想定した。
このとき，臨界近傍での引抜制御棒の反応度価値が冷温臨界検査に比べて大きい停止余裕検査においては，最大反応度価値を有する対角隣接の制御棒
1 本を引き抜くことを考慮して，「最大反応度価値を有する制御棒が全引き抜きされている状態で最大反応度価値を有する制御棒の対角隣接制御棒 1 本」を反応度誤投入の代表性があるものとして選定した。
以上より，反応度の誤投入事象として，「 停止中に実施される検査等により，最大反応度価値を有する制御棒 1 本が全引き抜きされている状態から，他の1 本の制御棒が操作量の制限を超える誤った操作によって引き抜かれ，異常な反応度の投入を認知できずに燃料の損傷に至る事故」を代表性のあるシナリオとしている。
※

冷温臨界検査においては，臨界近傍における制御棒の反応度価値は 1.0％Δk 以
下となるよう管理

添付 5.4.3-11

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

1．はじめに反応度誤投入事象の評価条件である原子炉初期出力（臨界状態）について，
ノミナル値を定格出力の 10−８ とし，また，感度解析の範囲をその 10 分の 1 から 10 倍までとすることが，妥当であることを以下に示す。

2．長期停止による原子炉初期出力への影響
原子炉初期出力は，一般に中性子源の強さに比例し，未臨界度に反比例する。
長期停止に伴い，主にＡｍ−241 の蓄積によって未臨界度は深くなるが，長期停止後も短期停止後と同様の燃料配置換え等が行われることにより，その影響は緩和される。一方，中性子源の強さについては，停止後 30 日程度には起動領域計装（ＳＲＮＭ）のカウント数として８割以上を占め，停止中の原子炉における主要な中性子源となるＣｍ−242（半減期 163 日）及びＣｍ−244（半減期18.1 年）の半減期を考慮すると，10 年程度の停止期間の場合，停止時中性子束は低下するものの停止後 30 日程度（短期停止を想定）の中性子束の 0.1 倍には至らない。また，停止期間が相当期間に渡っても，Ｃｍの減衰について第 1 図に示すとおり，感度解析の範囲内である。

3．感度解析における初期出力範囲の根拠
反応度誤投入解析における初期出力は，低い方が投入反応度を厳しくする傾向がある。減速材温度が低温時の原子炉臨界時出力は，約 1 年の停止期間後の実績を含む臨界実績として定格出力の 10−８ 〜10−５ であることから，なるべく低出力側をノミナル値とし，定格出力の 10−８ としている。低出力側の下限値としては，保守的に更に 1 桁分の範囲をとり，定格出力の 10 −９ としている。これ
添付 5.4.4-1

は，第 1 図より核種量相対値が 0.1 となる（1 桁下がる）までの停止期間を参照すると，十分な範囲と言える。高出力側の上限値としては，低出力側と同様に 1 桁分の範囲をとり，定格出力の 10−７ としている。

4．まとめ
長期停止の影響を含め，初期出力の不確かさが与える影響を感度解析の範囲が十分に含んでいると言えることから，ノミナル値である定格出力の 10−８ を初期出力とし, 感度解析の範囲をその 10 分の 1 から 10 倍までとすることは妥当
である。
1.0

核種量相対値※

Ｃｍ−242＋Ｃｍ−244
Cm242＋Cm244

0.5

0.0
0

5

※

10

15
停止期間(年）

20

停止後 30 日の核種量を 1.0 としてプロット

第1図

Ｃｍ−242＋Ｃｍ−244 の減衰添付 5.4.4-2

2530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

1.

はじめに
反 応 度 誤 投 入 事 象 の 評 価 に お い て 炉 心 状 態 を「 ９ ×９ 燃 料（ Ａ 型 ）平 衡 炉 心 の サ イ ク ル 初 期 」と し ，「最大反応度価値制御棒及びその斜め 隣 接 の 制 御 棒 」が 引 き 抜 か れ る 想 定 を し て 評 価 し て い る 。し か し ，実 炉 心 に お い て は 想 定 と 異 な り ， 装 荷 燃 料 に は ９ ×９ 燃 料 （ Ｂ 型 ）が含まれている場合，事象発生時期がサイクル末期である場合に加え ，引 抜 制 御 棒 価 値 ，引 抜 制 御 棒 反 応 度 曲 線 ，ス ク ラ ム 反 応 度 曲 線 ，
実効遅発中性子割合等のパラメータに不確かさがあるため，有効性評価での想定とこれらの不確かさの影響について以下にまとめた。

2.

感度解析条件
炉心状態の不確かさの影響を考慮するパラメータとして「解析コー ド の Ａ Ｐ Ｅ Ｘ 」の 重 要 現 象 の 特 定 を 参 考 に「 引 抜 制 御 棒 価 値 」，
「引
抜 制 御 棒 反 応 度 曲 線 」，「 ス ク ラ ム 反 応 度 曲 線 」 及 び 「 実 効 遅 発 中 性子割合」の 4 つについて第 1 表に示す感度解析を実施した。
なお，原子炉初期出力と初期燃料温度については解析条件の不確
かさの影響評価にて感度解析を実施していること，出力分布変化は
制御棒価値を厳しく設定し，さらに局所ピーキング係数が燃料寿命を通じた最大値となるようにしていることから今回対象としていな
い。

(1)

引抜制御棒価値
有効性評価において核的制限値を超えないように管理している
添付 5.4.5-1

値（ 臨 界 近 傍 時 に お い て は 最 大 反 応 度 価 値 を 1.0％ Δ k 以 下 と す ること）を超える制御棒価値として最大反応度価値制御棒の斜め隣
接 の 制 御 棒 （ 平 衡 炉 心 サ イ ク ル 初 期 ） の 1.71％ Δ k を 設 定 し て いる。そのため，感度解析を実施する上のノミナルな条件としては
管 理 値 の 1.0％ Δ k を 設 定 し た 。

(2)

引抜制御棒反応度曲線
有効性評価において第 1 表に示すＡ型平衡炉心のサイクル初期を想定している。
感度解析のノミナル条件として，サイクル初期及びサイクル末期 で の 引 抜 制 御 棒 反 応 度 曲 線 を 1.0％ Δ k に 規 格 化 し た も の を 考 慮した。
サ イ ク ル 初 期 の 感 度 解 析 の 不 確 か さ 評 価 と し て ，1 ド ル 位 置 に おける引抜制御棒反応度印加率がＢ型の平衡炉心での印加率の変動を包含するように設定した。
感度解析に用いたサイクル初期及びサイクル末期の引抜制御棒
反応度曲線を第 1 図，第 2 図に示す。

(3)

スクラム反応度曲線
有効性評価において第 1 表に示すサイクル初期を想定して評価を実施しており，感度解析においては，サイクル末期の炉心状態のスクラム反応度曲線の影響についても確認した。

(4)

実効遅発中性子割合
有効性評価において第 1 表に示すサイクル初期を想定して評価
添付 5.4.5-2

を実施しており，感度解析においては，サイクル末期の炉心状態の実効遅発中性子割合の影響についても確認した。

3.

感度解析結果解析結果を第 2 表にまとめた。サイクル初期及びサイクル末期並
びにＢ型の平衡炉心の炉心状態とした場合においても，最大の投入
反応度は感度解析（サイクル末期，Ｂ型の平衡炉心での印加率の変動 を 包 含 ） の 1.16 ド ル （ 燃 料 エ ン タ ル ピ 最 大 値 ： 80kJ／ kgＵ Ｏ ２ ，燃 料 エ ン タ ル ピ の 増 分 の 最 大 値 ※ ： 72kJ／ kgＵ Ｏ ２ ） で あ り ，「 発 電用軽水型原子炉施設の反応度投入事象評価指針」に示された燃料の許 容 設 計 限 界 の 最 低 値 で あ る 272kJ／ kgＵ Ｏ ２ を 超 え る こ と は な い 。
また，「発電用軽水型原子炉施設の反応度投入事象における燃焼の進
んだ燃料の取扱いについて」に示された燃料ペレット燃焼度
65,000MWd／ t 以 上 の 燃 料 に 対 す る ペ レ ッ ト − 被 覆 管 機 械 的 相 互 作 用を原因とする破損を生じるしきい値の目安である，ピーク出力部燃料 エ ン タ ル ピ の 増 分 で 167kJ／ kgＵ Ｏ ２ を 用 い た 場 合 に お い て も ，これを超えることはなく燃料の健全性は維持される。
※

燃 料 エ ン タ ル ピ の 最 大 値 か ら 初 期 エ ン タ ル ピ（ 8kJ／ kgＵ Ｏ ２ ）を 引 いた値。

添付 5.4.5-3

第1表
項目

引抜制御棒価値

反応度誤投入における炉心状態の不確かさの感度解析項目

ノミナルケース

不確かさ評価ノミナルケース

不確かさ評価（サイクル初期）（サイクル初期，Ｂ型平衡炉心）（サイクル末期）（サイクル末期，Ｂ型平衡炉心）

申請解析

1.71％Δk

1.0％Δk

1.0％Δk

1.0％Δk1 ドル位置における引抜制御棒反応度

1 ドル位置における引抜制御棒反応度

曲線の反応度印加率がノミナルケー
申請解析の反応度曲線を
サイクル初期炉心
引抜制御棒反応度曲線※１ス（サイクル初期）の 1.5 倍の LOGOS 解析結果になス（サイクル末期）の 1.3 倍※２にな

LOGOS 解析結果（制御棒
るように補正する。ただし，引抜制御規格化るように補正する。ただし，引抜制御価値 1.0％Δk に規格化）

添付 5.4.5-4棒反応度が 1.0％Δk を超える部分に

棒反応度が 1.0％Δk を超える部分については，1.0％Δk で一定とする。

ついては，1.0％Δk で一定とする。
サイクル末期炉心のサイクル初期炉心
スクラム反応度曲線

曲線の反応度印加率がノミナルケー
サイクル末期炉心の制御棒価値 1.0％Δk に

1.0％Δk

変更なし

変更なし

サイクル末期炉心の LOGOS 解析結果
LOGOS 解析結果の LOGOS 解析結果
サイクル初期炉心サイクル末期炉心相当の サ イ ク ル 末 期 炉 心 相 当 の 値 と し て
実効遅発中性子割合に対応した値

変更なし

変更なし

値として 0.88 倍※３0.88 倍※３(0.0060)※1 制御棒落下事故解析における落下制御棒反応度曲線（サイクル初期低温時）よりＢ型平衡炉心の反応度印加率の変動を包含するようにふり幅を設定※2 制御棒落下事故解析における落下制御棒反応度曲線（サイクル末期低温時）よりＢ型平衡炉心の反応度印加率の変動を包含するようにふり幅を設定※3 実効遅発中性子割合の設置変更許可申請書記載値（ウラン炉心平衡サイクル初期：0.0060，ウラン炉心平衡サイクル末期：0.0053）より算出

第2表

反応度誤投入における炉心状態の不確かさの感度解析結果
不確かさ評価ノミナルケース

項目

単位

申請解析

不確かさ評価ノミナルケース（サイクル初期，（サイクル初期）（サイクル末期，（サイクル末期）

Ｂ型平衡炉心）引抜制御棒価値
引抜制御棒反応度曲線の 1 ド
ル位置における反応度印加率
実効遅発中性子割合

Ｂ型平衡炉心）添付 5.4.5-5％Δk1.71％Δk

1.0％Δk

1.0％Δk

1.0％Δk

1.0％ΔkΔk／Δn※１

0.00140.00050.00080.00110.0014−0.00600.00600.00600.00530.0053

％Δk

0.68

0.61

0.63

0.59

0.61

ドル

1.13

1.01

1.05

1.12

1.16

kJ／kgＵＯ２

85

11

18

46

80

kJ／kgＵＯ２

77

3

9

38

72

kJ／kgＵＯ２

74

8

12

37

70

最大投入反応度
燃料エンタルピの最大値

燃料エンタルピの増分の最大値※３
ピーク出力部燃料
エンタルピ（絶対値）※1 制御棒を 1 ノッチ引き抜いた時の印加反応度※2 ＡＰＥＸにより計算される実効遅発中性子割合※3 燃料エンタルピの最大値から初期エンタルピ（約 8kJ／kgＵＯ２）を引いた値

申請解析
ノミナルケース（サイクル初期）
不確かさ評価（Ｂ型平衡炉心）

制御棒位置（％）

第 1 図 引抜制御棒反応度曲線（サイクル初期）

添付 5.4.5-6

申請解析
ノミナルケース（サイクル末期）
不確かさ評価（Ｂ型平衡炉心及びサイクル末期）

制御棒位置（％）

第 2 図 引抜制御棒反応度曲線（サイクル末期）

添付 5.4.5-7