資料番号：PS-7-2-1 改0

4.2 想定事故 2

H29.6.12 日本原子力発電株式会社

東海第二発電所

重大事故等対策の有効性評価

想定事故２

比較表

比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 3 月 6 日版）

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

東二

4.2 想定事故24.2 想定事故２

4.2.1 想定事故2 の特徴，燃料損傷防止対策

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(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「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

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には，「1.2評価対象の整理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には，「1.2 評価対象

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

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」がある。

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」がある。

(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

備考(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損傷によるサイフォン現象等により使用済

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

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には，燃料は露出し，燃料損傷に至る。

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

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,重大事故等対策の有効性評価には使用済燃料プール水の漏えいの停止手段及び使用済

る。このため，重大事故等対策の有効性評価には使用済燃料プール水の漏えいの停止手段及び使

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。

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。

したがって，「想定事故2」では，使用済燃料プール水の漏えいの停止や，燃料プール代替注水系

したがって，想定事故２では，静的サイフォンブレーカによる使用済燃料プール水の漏えいの・東海第二は，静的サイフォン（可搬型）による使用済燃料プールへの注水によって，燃料損傷の防止を図る。また，燃料プール

停止や，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）を使用した使用ブレーカの効果に期待す

代替注水系（可搬型）により使用済燃料プール水位を維持する。

済燃料プールへの注水によって，燃料損傷の防止を図る。また，可搬型代替注水大型ポンプによる。

る代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用して使用済燃料プール水位を維持する。
(3) 燃料損傷防止対策(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

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，運転員による使用済燃料プールからのサイフォン現象にく，かつ，十分な冷却を可能とするため，静的サイフォンブレーカによる使用済燃料プール保有

よる漏えい停止手段，サイフォンブレーク孔による漏えい停止機能及び燃料プール代替注水系（可水のサイフォン現象による漏えいの防止手段及び常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プ※1搬型） による使用済燃料プールへの注水手段を整備する。

・設備名称の違い

・設備名称の違い

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。
なお，これらの手段はいずれも重大事故等対処設備を用いた手段でり，本来はいずれの設備で・設備の違いも想定事故２において対処可能であるが，手順上，後段の手段であ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への注水手段を代表とこれらの対策の概略系統図を図4.2.1に，手順の概要を図4.2.2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設備と操作手順の関係を表4.2.1に示す。

して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，6号及び7号炉同時の重大事故等対策に必要な要員は，中央制御室の運転想定事故２において，必要な要員は，初動対応要員 13 名及び事象発生から 2 時間以降に期待

1

・要員の数，呼称の違い

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

4.2 想定事故 2
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東二

員及び緊急時対策要員で構成され，合計22名である。その内訳は次のとおりである。
※2

中央制御室の運転員は，当直長1名（6号及び7号炉兼任），当直副長2名 ，運転操作対応を行う運転員6名である。発電所構内に常駐している要員のうち，通報連絡等を行う緊急時対策本部要員は5名，緊急時対策要員（現場）は8名である。
必要な要員と作業項目について図4.2.3 に示す。

備

考する招集要員 2 名である。
初動対応要員の内訳は，発電長 1 名，副発電長 1 名，運転操作対応を行う運転員 1 名，通報連絡等を行う災害対策要員 2 名，現場操作を行う重大事故等対応要員 8 名である。
招集要員の内訳は，燃料補給作業を行う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 4.2-3 図に示す。

※1 燃料プール代替注水系（可搬型）として燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）を想定する。なお，燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）の注水手段が使用出来ない場合においては燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）による対応が可能である。
※2 原子炉停止中の6号及び7号炉における体制は，必ずしも当直副長2名ではなくケースによっては当直副長1名，運転員1名の場合もある。

a. 使用済燃料プール水位低下確認

ａ．使用済燃料プール水位低下の確認

使用済燃料プールを冷却している系統が停止すると同時に，使用済燃料プールの冷却系の配管損

外部電源喪失により使用済燃料プールを冷却している系統が停止すると同時に，燃料プール

・東海第二は，残留熱除去系に傷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

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比べて耐震性の低い燃料プ

プール水位が低下することを確認する。

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ール冷却浄化系配管の破断

使用済燃料プール水位低警報の発信等により確認する。

を想定

使用済燃料プールの水位低下を確認するために必要な計装設備は，使用済燃料貯蔵プール水位・温度等である。
b. 使用済燃料プールの注水機能喪失確認

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）等である。
ｂ．使用済燃料プール注水機能喪失の確認

使用済燃料プールの喪失した保有水を注水するため，補給水系による使用済燃料プールへの注水

使用済燃料プールの喪失した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準備を行う。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準備が困難な場合，使用済燃料プールへの注水準備を行う。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

済燃料プールへの注水機能喪失であることを確認する。

水準備が困難な場合，使用済燃料プール注水機能喪失であることを確認する。

使用済燃料プールの注水機能喪失を確認するために必要な計装設備は，使用済燃料貯蔵プール水
位・温度等である。

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復旧操作
使用済燃料プール注水機能（残留熱除去系及び補給水系)の復旧操作は対応可能な要員にて実施する。

c. 使用済燃料プール漏えい箇所の隔離
使用済燃料プールの水位低下に伴い発生する警報等により，使用済燃料プールからの漏えいを認知し，原因調査を開始する。原因調査の結果，サイフォン現象による漏えいであることを判断し，

2

・設備名称の違い

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

4.2 想定事故 2
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東二

使用済燃料プールの冷却系配管の手動弁を閉止することで，使用済燃料プールからの漏えい箇所の隔離が完了する。
d. 燃料プール代替注水系（可搬型）による使用済燃料プールへの注水

ｅ．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準備

燃料プール代替注水系（可搬型）の準備は冷却機能喪失による異常の認知を起点として開始する。

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（注水ライン）の準備は注水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大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）に給電する。
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（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水準備が完了したところで，燃料プール代替注水系（可搬型）による使用済燃料プールへの注水を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）の準備完了後，使用開始し，使用済燃料プール水位を回復する。その後は，使用済燃料プールの冷却系を復旧しつつ，

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，蒸燃料プール代替注水系（可搬型）の間欠運転又は流量調整により蒸発量に応じた水量を注水するこ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（目安と考える10mSv/h となる通常水（線量率が 10mSv／h となる通常水位から約 0.9m 下の水位）※１より高く維持する。

位から約2.1m 下の水位）※3 より高く維持する。

※１：必要な遮蔽の目安は緊急作業時の被ばく限度（100mSv）と比べ，十分余裕のある値であり，かつ施設定期検査業務で原子炉建屋最上階における現場作業実績値（約 3.5mSv／h）を考慮した値（10mSv／h）とする。この線量率となる使用済燃料プール水位は通常水位から約 0.9m 下の位置である。

燃料プール代替注水系（可搬型）による使用済燃料プールへの注水を確認するために必要な設備
は，使用済燃料貯蔵プール水位・温度等である。

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。

※3 必要な遮蔽の目安は緊急作業時の被ばく限度(100mSv)等と比べ，十分余裕のある値であり，かつ定期検査作業での原子炉建屋最上階における現場作業の実績値（約6mSv/h）を考慮した値（10mSv/h）とする。この線量率となる使用済燃料プール水位は通常水位から約2.1m下の位置である。

ｇ．タンクローリによる燃料補給操作
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大型ポンプに燃料補給を実施する。
4.2.2 燃料損傷防止対策の有効性評価

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(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，

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「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

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が低下する事故」を想定する。

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，使用済燃料プールには排水口を設けなお，使用済燃料プールの保有水の漏えいを防止するため，使用済燃料プールには排水口を設

3

備

考

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

4.2 想定事故 2
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備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せきを越えてスキマサージタンクに流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せきを越えてスキマサージタンク

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逆止弁を設け，配管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からの漏えいがあっても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設計としてい設け，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。使用済燃料プる。使用済燃料プールに入る配管の逆止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

考えられるが，本想定事故では固着を想定する。

が，本想定事故では固着を想定する。

考・設備の違い

「想定事故2」では，残留熱除去系配管の貫通クラックによる損傷発生後，サイフォン現象による想定事故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

・東海第二は，静的サイフォン

使用済燃料プール水の漏えい及び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するが，静的サイフォンブレーカ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ブレーカの効果に期待すて使用済燃料プール水位は低下する。

止され，使用済燃料プール水位の低下は燃料プール冷却浄化系戻り配管下端位置（通常水位からる。

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。可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水
漏えいの隔離及び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持される水位を確保できることを評価する。なお，使用済燃料プール水位が放射線の遮蔽が維持さ

遮蔽が維持される水位を確保できることを評価する。なお，使用済燃料プール水位が放射線の遮れる水位を確保できることで，有効燃料棒頂部は冠水が維持される。未臨界については，燃料がボ

蔽が維持される水位を確保することにより，燃料有効長頂部は冠水が維持される。未臨界につい

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ては，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

密度の状態によらず臨界未満となるため，維持される。

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，維持される。

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。

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余裕時間を評価する。

（添付資料4.1.4，4.2.1）(2) 有効性評価の条件（添付資料 4.1.4，4.2.1）(2) 有効性評価の条件「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表4.2.2 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。

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運転員の人数の観点から厳しい条件である，原子炉停止中の使用済燃

なお，本評価では崩壊熱及び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，崩壊熱は原子炉停止中の使用済燃料

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

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，より多くの運転員による対応が可能で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，より多くの運転員にあることから本評価に抱絡される。

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4.1.1）（添付資料 4.1.1）

ａ．初期条件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(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

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。

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。

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(b) 崩壊熱

使用済燃料プールには貯蔵燃料の他に，原子炉停止後に最短時間（原子炉停止後10日）で取り出

使用済燃料プールには貯蔵燃料の他に，原子炉停止後に最短時間（原子炉停止後 9 日）で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て，使用済燃料プールの崩壊熱は約11MW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て，使用済燃料プールの崩

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

4.2 想定事故 2
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東二

備

考

壊熱は約 9.1MW を用いるものとする。

を用いるものとする。
3

なお，崩壊熱に相当する保有水の蒸発量は約 15m３／h である。

なお，崩壊熱に相当する保有水の蒸発量は約19m /h である。
b．事故条件ｂ．事故条件(a) 安全機能の喪失に対する仮定(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，燃料プール冷却浄化系，使用済燃料プールの冷却機能及び注水機能として燃料プール冷却浄化系，残留熱除去系，復水補補給水系等の機能が喪失するものとする。

給水系，サプレッションプール浄化系等の機能を喪失するものとする。

(b) 配管破断の想定(b) 配管損傷の想定

・東海第二は，保守的に水位が燃料プール冷却浄化系配管の破断を想定する。

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として，原子炉建屋地下階の残留熱除去系配管※4 の貫通クラックによる損傷を想定する。当該配管は低圧設計の配管であること

瞬時に低下すると想定してから，配管内径の1/2 の長さと配管肉厚の1/2 の幅を有する貫通クラックによる損傷を想定する。

いる。このため，配管破断の※4 使用済燃料プールに入る配管でサイフォン現象による漏えい発生の可能性のあるものは，燃料プール冷却浄化系

規模を詳細に設定していな
いのディフューザ配管以外になく，よって当該配管に接続される系統のうち，配管内径及び損傷時の高さ等の漏えい発生時の影響を考慮して設定(c) 使用済燃料プール水位の低下(c) サイフォン現象による漏えい量
燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系配管に設置されている逆止弁については，燃料プール冷

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仮定する。サ

却浄化系の配管で想定される異物の弁への噛み込みにより固着し，逆止弁の機能が十分に働かない

イフォン現象による使用済燃料プールの水位低下は，静的サイフォンブレーカにより，燃料状態を仮定する。このときの使用済燃料プールからのサイフォン現象による漏えい量は約70m3/h とプール冷却浄化系のプール内設置配管のうち最も高所に設置されている水平配管の配管下なる。

端部（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， ・記載箇所の違い
保守的に瞬時に上記水位まで低下することを想定する。

なお,評価においてはディフューザ配管に施工されているサイフォンブレーク孔の漏えい停止効果に（添付資料 4.2.2）

期待しない。
（添付資料4.2.2,4.2.3）(d) 外部電源
外部電源は使用できないものと仮定する。

(d) 外部電源
外部電源は使用できないものと仮定する。

外部電源がない場合においても，燃料プール代替注水系（可搬型）による使用済燃料プールへ

外部電源がない場合においても，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等となるが，資源の評価の観点から厳（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しくなる外部電源がない場合を想定する。

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

ｃ．重大事故等対策に関連する機器条件(a) 燃料プール代替注水系（可搬型）(a)

使用済燃料プールへの注水は，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）1 台を使用するものとし，崩壊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）
使用済燃料プールへの注水は，可搬型代替注水大型ポンプ 1 台を使用するものとする。使熱による使用済燃料プール水の蒸発量を上回る45m3/h※5 にて注水する。

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※5 燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ），燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）の注水容量は

燃料損傷防止が可能な流量として，50m３／h※２を設定する。

3

ともに45m /h以上(1台)である。

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。

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に従って以下のとおり設定する。

5

運転員等の操作時間に対する仮定」に示す分類

・設備容量の違い

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

4.2 想定事故 2
比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 3 月 6 日版）

東二

備

考

(a) 使用済燃料プール漏えい箇所の隔離は，事象発生から150分後に完了する。
(b) 燃料プール代替注水系（可搬型）による使用済燃料プールへの注水は，事象発生12時間後から(a)

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は，事象発生 8 時間後から開始する。

開始する。

・東海第二は，静的サイフォン

なお，サイフォンブレーク孔の効果に期待した場合においては事象発生から約100分後（6号炉はブレーカの効果に期待して80分後，7号炉は100分後）に漏えいが停止するため,運転員による漏えい停止操作での対応に比べ,いるため，隔離操作を実施

その後の事象進展や評価項目となるパラメータが緩和されることから本評価では運転員による使用

しなくても漏えいは停止す

済燃料プールの漏えい箇所の隔離操作による対応を示す。

る。
(3) 有効性評価の結果(3) 有効性評価の結果
使用済燃料プール水位の変化を図4.2.4 に，使用済燃料プール水位と線量率の評価結果を図4.2.5

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に示す。

と線量率の関係を第 4.2-5 図に示す。

a. 事象進展

ａ．事象進展残留熱除去系配管の貫通クラックによる損傷発生後，サイフォン現象によって，使用済燃料プー

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冷却浄化系戻

ル水は漏えいし，使用済燃料プール水位は低下する。スキマせきを越える水がなくなるためスキマり配管下端まで低下する。スキマせき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

サージタンクの水位低下又は使用済燃料プールの水位低下に伴い発生する警報により異常を認知す

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。使用済燃料プーる。原子炉建屋2 階にある燃料プール冷却浄化系配管の手動弁を閉止することにより，事象発生か

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ら150 分後に漏えい箇所を隔離し，サイフォン現象による漏えいを停止する。一方，使用済燃料プ

漏えいが発生したこと及び静的サイフォンブレーカによりサイフォン現象による漏えいが停・東海第二は，静的サイフォンールの喪失した保有水を注水するため，補給水系による水の注水準備を行うが補給水系が使用不可

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ブレーカの効果に期待する能な場合，燃料プール代替注水系（可搬型）による使用済燃料プールへの注水準備を行う。

料プールへの注水準備を行うが，補給水系が使用不可能な場合，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（注水ライン）を使用した使用済燃料プールへの注水準備を行う。

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5℃/h で上昇し，事象

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 で上昇発生から約7 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

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が，事象発生から12 時間経過した時点で燃料プール代替注水系（可搬型）による使用済燃料プールは低下し始めるが，事象発生から 8 時間後に可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プールへの注水を開始すると，使用済燃料プール水位は回復する。

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と，使用済燃料プール
水位は回復する。

その後は，使用済燃料プールの冷却系を復旧しつつ，燃料プール代替注水系（可搬型）により，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する。

その後は，使用済燃料プールの冷却系を復旧しつつ，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）により，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する。
ｂ．評価項目等

b. 評価項目等
使用済燃料プール水位は，図4.2.4 に示すとおり，通常水位から約1.2m 下の水位まで低下するに

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 0.6m 下まで留まり，有効燃料棒頂部は冠水維持される。使用済燃料プール水温については約7時間で沸騰し，そ低下するに留まり，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の後100℃付近で維持される。

生約 5.0 時間で沸騰し，その後 100℃付近で維持される。

また，図4.2.5 に示すとおり，使用済燃料プール水位が通常水位から約1.2m 下の水位となった場-1

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 0.6m 下の水位に合の線量率は約1.0×10 mSv/h 以下であり，必要な遮蔽の目安と考える10mSv/h と比べて低い値でなった場合の線量率は，約 3.0mSv／h であり，必要な遮蔽の目安と考える 10mSv／h と比べてあることから，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

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

最上階の床付近としている。

は原子炉建屋最上階における使用済制御棒ハンガ真上の床面高さとしている。

6

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

4.2 想定事故 2
比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 3 月 6 日版）

東二

備

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

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

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。

な燃料間距離をとる等の設計により，水密度によらず臨界未満となるため，未臨界は維持され考る。
事象発生12 時間後から燃料プール代替注水系（可搬型）による使用済燃料プールへの注水を行う

事象発生 8 時間後から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（注水ライことで使用済燃料プール水位は回復し，その後に蒸発量に応じた使用済燃料プールへの注水を継続

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，そのすることで安定状態を維持できる。

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復旧に努める。復旧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，漏えい個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。

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

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。

について，対策の有効性を確認した。

（添付資料 4.1.1，4.2.3）（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，運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価するものとする。

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，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余裕時間を評価するものとする。

「想定事故2」では，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，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内の水の小規模な喪

使用済燃料プールの水位が低下することが特徴である。また，不確かさの影響を確認する運転員等失が発生し，静的サイフォンブレーカ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

操作は，燃料プール代替注水系（可搬型）による使用済燃料プールへの注水操作及び漏えい箇所の防止され，燃料プール冷却浄化系戻り配管下端（通常水位から約 0.23m 下）まで使用済燃料プール

隔離とする。

の水位が低下することが特徴である。また，不確かさの影響を確認する運転員等操作は，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，表4.2.2に示すとおりであり，(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 4.2-2 表に示すとおりで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

当たっては，7号炉を代表として原則，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の設定に当たっては，原則，評価項目となるパラメータに対する余裕が小さくなるような設定な設定があることから,その中で事象進展に有意な影響を与えると考えられる燃料の崩壊熱，事象としていることから，その中で事象進展に有意な影響を与えると考えられる燃料の崩壊熱，事発生前の使用済燃料プールの初期水温及び初期水位，プールゲートの状態, 並びに損傷箇所・状象発生前の使用済燃料プールの初期水温，初期水位，プールゲートの状態，破断箇所・状態の態の想定及び逆流防止用の逆止弁の状態の影響評価の結果を以下に示す。

想定及びサイフォン現象による水位低下量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(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11MWに対して最確条件は約10MW以下であり，本評価条

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 9.1MW 以下であり，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より小さくなる

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燃料の崩壊熱

・東海第二は，静的サイフォン

ため，使用済燃料プール水の温度上昇及び水位低下速度は緩やかになるが，燃料プール代替注水系

より小さくなるため，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，注ブレーカの効果に期待して（可搬型）による使用済燃料プールへの注水操作及び漏えい箇所の隔離操作は，燃料の崩壊熱に応

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いるため，隔離操作を実施

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

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。

しなくても漏えいは停止す

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27℃〜約45℃である。
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℃〜40℃

7

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

4.2 想定事故 2
比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 3 月 6 日版）

東二り，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

ルの初期水温より低くなることが考えられ，さらに時間余裕が長くなることが考えられるが，燃料済燃料プールの初期水温より低くなることが考えられ，さらに余裕時間が長くなることが考プール代替注水系（可搬型）による使用済燃料プールへの注水操作及び漏えい箇所の隔離操作は，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，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

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。

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，評価条件での初期水位は通常水位を設付近であり，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定しているため，その変動を考慮した場合，有効燃料棒頂部に低下するまでの時間は短くなるが，なることも考えられ，それにより余裕時間が短くなることが考えられるが，注水操作は，燃燃料プール代替注水系（可搬型）による使用済燃料プールへの注水操作及び漏えい箇所の隔離操作

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

は，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, 初期に地震起因のスロッシングが発生した

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

場合は，水位低下により原子炉建屋最上階の線量が上昇するため，その現場における長時間の作業

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

は困難である。ただし,このような水位低下に対してもサイフォンブレーク孔による使用済燃料プー

後となり，それ以降は原子炉建屋最上階の線量率が上昇し，その場における長時間の作業は

ル水の漏えいの停止，原子炉建屋最上階以外での漏えいの隔離操作及び屋外からの燃料プール代替

困難となる。ただし，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）

注水系（常設スプレイヘッダ）による使用済燃料プールへの注水操作が実施可能であるため,現場操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作に必要な遮蔽は維持される。また，使用済燃料プール水位が有効燃料棒頂部まで低下するまでの蔽は維持される。このため，運転員等操作時間に与える影響はない。なお，本スロッシング

時間は事象発生から2日以上（6号及び7号炉 約2.2日）あり，事象発生から12時間後までに燃料プー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

ル代替注水系（可搬型）による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，プール水温度小さい。

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

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

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，保有水量はプー時と比べ2倍程度となり，使用済燃料プールの水温上昇及び蒸発による水位の低下速度は緩和される

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が，燃料プール代替注水系（可搬型）による使用済燃料プールへの注水操作及び漏えい箇所の隔離

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

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，水位低下による異常の認知を起点

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。

響はない。

(b)評価項目となるパラメータに与える影響(b) 評価項目となるパラメータに与える影響

初期条件の燃料の崩壊熱は，評価条件の約11MWに対して最確条件は約10MW以下であり，本評価条

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より小さな値とり，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。

壊熱より低くなるため，評価項目となるパラメータに対する余裕が大きくなる。

初期水温の変動を考慮した場合，評価条件として設定している初期水温より，低くなることが考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℃〜40℃

えられ，使用済燃料プールの水位低下が遅くなることから，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

裕は大きくなる。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

8

備

考

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

4.2 想定事故 2
比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 3 月 6 日版）

東二

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

し，自然蒸発による影響は沸騰による水位低下と比べて僅かであり，気化熱により使用済燃料プー

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

した対流により影響が小さくなることが考えられる。

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。ま備考た，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さらに，仮に事象発生直後から沸騰による使用済燃料プールの水位低下が開始すると想定した場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合であっても，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

は事象発生から16時間以上（10mSv/hの場合，6号炉は 約16時間，7号炉は約17時間），有効燃料棒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最上階の線量率が上昇

・東海第二は，事象発生直後に頂部まで水位が低下するまでの時間は事象発生から3日以上（6号及び7号炉は約3.1日）あることかし，その場における長時間の作業は困難となる。ただし，可搬型代替注水大型ポンプによる沸騰開始を想定した場合，

らと長時間を要し，事象発生から12時間後までに燃料プール代替注水系（可搬型）による使用済燃

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注水開始時間前に遮蔽維持料プールへの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。

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水位を下回るが，建屋外で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の操作が可能であり，現場

水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した注水が可能であるため，操作の遮蔽は維持される。

評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
初期水位の変動を考慮した場合，有効燃料棒頂部まで使用済燃料プール水位が低下するまでの時※6

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間は短くなるが，仮に初期水位を水位低警報レベル（通常水位から約0.3m下） とした場合であっ付近であり，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20時間程度（10mSv/hの場合，6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・東海第二は，静的サイフォン号及び7号炉 約20時間），有効燃料棒頂部まで水位が低下するまでの時間は約3日以上（6号及び7号

た位置）とした場合であっても，漏えいによる水位低下は，静的サイフォンブレーカによりブレーカの効果に期待して

炉 約3.6日）と長時間を要し，事象発生12時間後までに燃料プール代替注水系（可搬型）による使燃料プール冷却浄化系配管下端位置（通常水位から約 0.23m 下）で停止することから，評価いるため，隔離操作を実施

用済燃料プールへの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ない。また,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しなくても漏えいは停止す

初期に地震起因のスロッシングが発生していた場合において，最大で約3m程度の水位の低下が発生ていた場合は，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

る。

3

3

する（溢水量：6号炉 690m ,7号炉 710m ）。その現場における長時間の作業は困難となる。ただし,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

このような水位低下に対してもサイフォンブレーク孔による使用済燃料プール水の漏えいの停止，

は原子炉建屋最上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，＜ＫＫとの差異以外の備考＞

原子炉建屋最上階以外での漏えいの隔離操作及び屋外から燃料プール代替注水系（常設スプレイヘ

注水ラインを用い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）

・スロッシングによる水位低ッダ）による使用済燃料プールへの注水操作が実施可能であるため,現場操作に必要な遮蔽は維持さ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下量は基準地震動Ｓｓの変れる。事象発生12時間後から燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）による使用済燃料プー

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

更に伴い評価中のため，今ルへの注水を実施することにより，6号及び7号炉の使用済燃料プールの水位が原子炉建屋最上階の以上あり，事象発生から 8 時間後までに可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注後更新予定。

放射線の遮蔽維持に必要な最低水位まで回復する時間は事象発生から約26時間後（10mSv/hの場

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合），通常水位まで回復する時間は事象発生から約45時間後となる。また，使用済燃料プール水位

影響は小さい。

が有効燃料棒頂部まで低下するまでの時間は事象発生から2日以上（6号及び7号炉 約2.2日）あり，
事象発生から12時間後までに燃料プール代替注水系（可搬型）による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。
プールゲートの状態の変動を考慮した場合,プールゲート開放時は原子炉ウェル，蒸気乾燥器・気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

水分離器ピット（D/Sピットという）及びキャスクピットの保有水を考慮すると使用済燃料プールの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

保有水量は多くなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなるが，有効燃料

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

棒頂部まで使用済燃料プール水位が低下するまでに十分な時間余裕があることから，評価項目とな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。

9

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

4.2 想定事故 2
比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 3 月 6 日版）

東二

備

考

るパラメータに与える影響はない。
損傷個所・状態の想定及び逆流防止用の逆止弁の状態の変動を考慮した場合，配管全周損傷，逆破断箇所・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

止弁全開固着と想定した場合は漏えい量が多くなり，漏えい箇所隔離操作までの時間余裕が短くな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る。ただし，サイフォン現象の継続防止用のサイフォンブレーク孔による漏えい停止を考慮した場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合は事象進展に影響はなく，漏えい量が少なくなることから評価項目となるパラメータに与える影る。ただし，静的サイフォンブレーカにより燃料プール冷却浄化系配管下端位置（通常水位

響は小さい。

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※6 使用済燃料貯蔵プール水位・温度計（SA広域）の水位低の警報設定値：6号炉通常水位-225mm，7号炉通常水位-ない。
（添付資料 4.2.4）267mm（添付資料4.2.5）
ｂ．操作条件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

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

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ラメータに与える影響を評価し，評価結果を以下に示す。

なるパラメータに与える影響を評価し，評価結果を以下に示す。

ブレーカの効果に期待して(a) 運転員等操作時間に与える影響(a) 運転員等操作時間に与える影響いるため，隔離操作を実施

操作条件の漏えい箇所の隔離操作は，評価上の操作完了時間として，事象発生から150 分後を設・東海第二は，静的サイフォン

しなくても漏えいは停止す定している。運転員等操作時間に与える影響として，評価上の燃料プール水位低警報の確認後の注る。

水機能喪失確認までに余裕を含め1 時間を考慮して，その後使用済燃料プール水位低下要因調査及び漏えいの隔離操作を実施する設定としているが，実際の操作の場合，燃料プール水位低を認知した時点で使用済燃料プール水位低下要因調査及び漏えいの隔離操作に着手可能であり，注水機能喪
失確認と同時に実施できるため，評価上の操作完了時間に対し，実際の操作完了時間が早くなる場合が考えられ，使用済燃料プール水の漏えい量が少なくなる。当該操作は，評価条件（操作条件を除く）の不確かさにより操作完了時間は早まる可能性があるが，他の操作と重複しないことから，他の操作に与える影響はない。
操作条件の燃料プール代替注水系（可搬型）による使用済燃料プールへの注水操作は，評価上の評価条件の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

操作開始時間として，事象発生から12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 時間後て，評価上の操作開始時間は事象発生12時間後を設定しているが，他の操作はないため，使用済燃を設定している。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料プールの水位低下による異常を認知した時点で注水準備に着手可能であり，評価上の操作開始時

生 8 時間後として設定しているが，他の操作はないため，使用済燃料プールの注水機能の喪間に対し，実際の操作開始時間が早くなる場合が考えられ，使用済燃料プール水位の回復を早め

失を認知した時点で注水準備に着手可能である。よって，評価上の操作開始時間に対し，実る。

際の操作開始時間が早くなる場合が考えられ，使用済燃料プール水位の回復を早める。
(b) 評価項目となるパラメータに与える影響(b) 評価項目となるパラメータに与える影響

操作条件の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

・東海第二は，静的サイフォン

操作条件の漏えい箇所の隔離操作は，運転員等操作時間に与える影響として，評価上の操作完了

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，ブレーカの効果に期待して時間に対して，実際に見込まれる操作完了時間が早くなる可能性がある。この場合，放射線の遮蔽

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いるため，隔離操作を実施が維持される最低水位に到達するまでの時間余裕は，漏えい箇所の隔離操作に対して約7時間程度くなり，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。

しなくても漏えいは停止す（10mSv/hの場合 6号及び7号炉 約7.1時間），注水操作に対して約23時間程度（6号及び7号炉 約23（添付資料 4.2.4）

10る。

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

4.2 想定事故 2
比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 3 月 6 日版）

東二

備

考

時間）と操作に対して十分な時間余裕をもつことから，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）

・東海第二は，静的サイフォン(2) 操作余裕時間の把握(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余裕時間を確認し，その結果を以下に示す。

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。
操作条件の漏えい箇所の隔離操作は，当該操作に対する時間余裕について，放射線の遮蔽が維持
効燃料棒頂部まで水位が低下するまでの時間は23時間程度（6号及び7号炉約23時間）であり，これに対して，事故を検知して漏えい箇所の隔離操作の実施が完了するまでの時間は事象発生から約150分であることから，時間余裕がある。
操作条件の燃料プール代替注水系（可搬型）による使用済燃料プールへの注水操作は，当該操作操作条件の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）を使用したに対する時間余裕について，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23時間程

使用済燃料プールへの注水操作に対する余裕時間については，放射線の遮蔽が維持される最低水度（10mSv/hの場合，6号炉では約23時間後，7号炉では約24時間後），有効燃料棒頂部まで水位が低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下するまでの時間が3日以上（6号及び7号炉 約3.4日）であり，これに対して，事故を検知して注水象発生から 2 日以上であり，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事象発を開始するまでの時間は事象発生から約12時間であることから，時間余裕がある。

生から 8 時間であることから，余裕時間がある。

（添付資料4.2.5）（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

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，評価項目となパラメータに与える影響，操作時間余裕及び評価条件の不確かさが評価項目となるパラメータに与るパラメータに与える影響及び操作余裕時間を確認した。その結果，評価条件の不確かさが運転える影響を確認した。その結果，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

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

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おいて，運転員等操作時間には余裕時間がある。

ある。
4.2.4 必要な要員及び資源の評価

4.2.4 必要な要員及び資源の評価(1) 必要な要員の評価(1) 必要な要員の評価「想定事故2」において6号及び7号炉同時の重大事故等対策時に必要な要員は，「4.2.1(3)燃料損いるため，隔離操作を実施
しなくても漏えいは停止する。

される最低水位に到達するまでの時間は7時間以上（10mSv/hの場合 6号及び7号炉約7.1時間），有(3) まとめブレーカの効果に期待して想定事故２の重大事故等対策時における必要な初動対応要員は「4.2.1(3)

傷防止対策」に示すとおり22名である。「6.2 重大事故等対策に必要な要員の評価結果」で説明し策」に示すとおり 13 名である。「6.2ている当直長，当直副長，運転員及び緊急時対策要員等の64名で対処可能である。

及び災害対策要員の 37 名で対処可能である。

燃料損傷防止対重大事故等対策に必要な要員の評価結果」で示す運転員

なお，今回評価した原子炉停止中ではなく，原子炉運転中を想定した場合，事象によっては，原

なお，今回評価した原子炉運転停止中ではなく，原子炉運転中を想定した場合，事象によって子炉における重大事故に至るおそれがある事故の対応の対応と使用済燃料プールにおける重大事故

は，原子炉における重大事故又は重大事故に至るおそれのある事故の対応と，想定事故２の対応

想定事故2の対応が重畳することも考えられる。しかし，原子炉運転中を想定した場合，使用済燃料が重畳することも考えられる。しかし，原子炉運転中においては，使用済燃料プールに貯蔵されプールに貯蔵されている燃料の崩壊熱が低いため，時間余裕が十分長く時間余裕があり（原子炉運ている燃料の崩壊熱が低いため，操作余裕時間が十分長く（原子炉運転開始直後を考慮しても使転開始直後を考慮しても使用済燃料プールの保有水が100℃に到達するまで最低でも1日以上），原用済燃料プール水が 100℃に到達するまで約 1 日以上）
，原子炉における事故対応が収束に向かっ11赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

4.2 想定事故 2
比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 3 月 6 日版）

東二

子炉側の事故対応が収束に向かっている状態での対応となるため，緊急時対策要員や参集要員によ備ている状態での対応となるため，災害対策要員や招集要員により対応可能である。

り対応可能である。
(2) 必要な資源の評価(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

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。

価している。その結果を以下に示す。
ａ．水源
燃料プール代替注水系（可搬型）による使用済燃料プールへの注水については，7日間の対応を考

ａ．水源
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慮すると，号炉あたり約3,300m3の水が必要となる。6号及び7号炉の同時被災を考慮すると，合計約料プールへの注水については，7 日間の対応を考慮すると合計約 2,500m３必要となる。代替淡6,600m3の水が必要である。水源として，淡水貯水池に約18,000m3の水量を保有しており，必要な水

水貯槽に約 4,300m３，淡水貯水池に約 5,000m３の水量を保有していることから，7 日間の継続源は確保可能である。また，事象発生12時間以降に淡水貯水池の水を防火水槽に移送することで，した注水が可能である。

防火水槽を枯渇させることなく防火水槽を水源とした7日間の注水継続実施が可能となる。ここで，（添付資料 4.2.5）

燃料プール代替注水系（可搬型）による使用済燃料プール注水及び防火水槽への補給の開始を12時間としているが，これは，可搬型設備を12時間以内に使用できなかった場合においても，その他の設備にて重大事故等に対応できるよう設定しているものである。
（添付資料4.2.6）
ｂ．燃料

ｂ．燃料
非常用ディーゼル発電機による電源供給については，事象発生後7日間最大負荷で運転した場合，

非常用ディーゼル発電機による電源供給については，事象発生直後からの運転を想定する号炉あたり約751kLの軽油が必要となる。燃料プール代替注水系（可搬型）による使用済燃料プールと，7 日間の運転継続に約 484.0kL の軽油が必要となる。高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電への注水については，保守的に事象発生直後からの可搬型代替注水ポンプの運転を想定すると，7日

機による電源供給については，事象発生直後からの運転を想定すると，7 日間の運転継続に約間の運転継続に号炉あたり約7kLの軽油が必要となる。免震重要棟内緊急時対策所用ガスタービン発

130.3kL の軽油が必要となる。常設代替交流電源設備による電源供給については，事象発生直電機及びモニタリング・ポスト用発電機による電源供給については，事象発生直後からの運転を想

後からの運転を想定すると，7 日間の運転継続に約 141.2kL の軽油が必要となる。軽油貯蔵タ

定すると，7日間の運転継続に合計約79kLの軽油が必要となる。（6号及び7号炉 合計 約1,595kL）

ンクに約 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

6号及び7号炉の各軽油タンクにて約1,020kL（6号及び7号炉合計 約2,040kL）の軽油を保有してお系ディーゼル発電機及び常設代替交流電源設備による電源供給について，7 日間の継続が可能

り，これらの使用が可能であることから，非常用ディーゼル発電機による電源供給，燃料プール代である。

替注水系（可搬型）による使用済燃料プールへの注水，免震重要棟内緊急時対策所用ガスタービン

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

発電機による電源供給及びモニタリング・ポスト用発電機による電源供給について，7日間の継続が料プールへの注水については，事象発生直後からの運転を想定すると，7 日間の運転を想定し可能である。

て約 36.6kL の軽油が必要となる。可搬型設備用軽油タンクに約 210kL の軽油を保有している（添付資料4.2.7）

ことから，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について，7 日間の継続が可能である。
（添付資料 4.2.6）

ｃ．電源
外部電源は使用できないものと仮定し，非常用ディーゼル発電機によって給電を行うものとする。

ｃ．電源
外部電源は使用できないものと仮定し，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によって給電を行うものとする。

また，免震重要棟内緊急時対策所用ガスタービン発電機及びモニタリング・ポスト用発電機についても，必要負荷に対して電源供給が可能である。

12

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

4.2 想定事故 2
比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 3 月 6 日版）
4.2.5 結論東二4.2.5 結論

「想定事故2」では，使用済燃料プールに入る配管からの漏えいが発生した際に逆止弁の機能が十想定事故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分に働かず，サイフォン現象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，

料プールへの水の注水にも失敗して使用済燃料プール水位が低下することで，やがて燃料が露出し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

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，燃料プール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，静的

代替注水系（可搬型）による使用済燃料プールへの注水手段を整備している。

サイフォンブレーカによる漏えい防止手段，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（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。

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，燃料プール代替注水系（可搬型）による使用済燃料プールへの注水によ上記の場合においても，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）

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，かを使用した使用済燃料プールへ注水により，使用済燃料プール水位を回復し維持することができる

つ，燃料損傷することはない。

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

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。

れる。

その結果，有効燃料棒頂部の冠水，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。
重大事故等対策時に必要な要員は，運転員及び緊急時対策要員にて確保可能である。また，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
以上のことから，燃料プール代替注水系（可搬型）による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。

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。
重大事故等対策時に必要な要員は運転員及び災害対策要員にて確保可能である。また，必要な水源，燃料及び電源については，外部電源喪失時を仮定しても供給可能である。
以上のことから，静的サイフォンブレーカによる漏えいの防止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。

13

備考