東海第二発電所 審査資料
資料番号
PS-C-1 改 20
提出年月日
平成 29 年 6 月 30 日

東海第二発電所

重大事故等対策の有効性評価

平成 29 年 6 月
日本原子力発電株式会社
本資料のうち，は商業機密又は核物質防護上の観点から公開できません。

下線部：今回提出資料
目

1.

次

重大事故等への対処に係る措置の有効性評価の基本的考え方
1.1

概

1.2

評価対象の整理及び評価項目の設定

1.3

評価にあ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方針

1.6

解析の実施方針

1.7

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価方針

1.8

必要な要員及び資源の評価方針

付録１

要事故シーケンスグループの抽出及び重要事故シーケンスの選定について

付録２

原子炉格納容器の限界温度・圧力

付録３

重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コード
について

2.

運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故
2.1

高圧・低圧注水機能喪失

2.2

高圧注水・減圧機能喪失

2.3

全交流動力電源喪失

2.3.1

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）

2.3.2

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）

2.3.3

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）
目-1

2.4

3.

2.4.1

取水機能が喪失した場合

2.4.2

残留熱除去系が故障した場合

2.5

原子炉停止機能喪失

2.6

ＬＯＣＡ時注水機能喪失

2.7

格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）

2.8

津波浸水による注水機能喪失

重大事故
3.1

4.

5.

崩壊熱除去機能喪失

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）

3.1.1

格納容器破損モードの特徴，格納容器破損防止対策

3.1.2

代替循環冷却系を使用する場合

3.1.3

代替循環冷却系を使用しない場合

3.2

高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱

3.3

原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用

3.4

水素燃焼

3.5

溶融炉心・コンクリート相互作用

使用済燃料プールにおける重大事故に至るおそれがある事故
4.1

想定事故１

4.2

想定事故２

運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故
5.1

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系の故障による停止時冷却機能喪失）

5.2

全交流動力電源喪失
目-2

6.

5.3

原子炉冷却材の流出

5.4

反応度の誤投入

必要な要員及び資源の評価
6.1

必要な要員及び資源の評価条件

6.2

重大事故等対策時に必要な要員の評価結果

6.3

重大事故等対策時に必要な水源，燃料及び電源の評価結果

目-3

添付資料

目次

添付資料 1.2.1

定期検査工程の概要

添付資料 1.3.1

重大事故等対策の有効性評価における作業毎の成立性確認結果について

添付資料 1.3.2

運転員等の操作時間に対する仮定

添付資料 1.4.1

有効性評価に使用している解析コード／評価手法の開発に係る当社の関与について添付資料 1.5.1

東海第二発電所の重大事故等対策の有効性評価の一般データ

添付資料 1.5.2

有効性評価におけるＬＯＣＡ時の破断位置及び口径設定の考え方について添付資料 1.5.3

使用済み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

安定状態について（高圧・低圧注水機能喪失）

添付資料 2.1.2

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（高圧・低圧注水機能喪失）

添付資料 2.1.3

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 2.1.4

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 2.1.5

常設代替交流電源設備の負荷（高圧・低圧注水機能喪失）

目-4添付資料 2.2.1

安定状態について（高圧注水・減圧機能喪失）

添付資料 2.2.2

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

添付資料 2.2.3

高圧注水・減圧機能喪失時における低圧非常用炉心冷却系の作動台数の考え方

添付資料 2.2.4

7 日間における燃料の対応について（高圧注水・減圧機能喪
失）添付資料 2.3.1.1

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

添付資料 2.3.1.2

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

安定状態について（全交流動力電源喪失（長期ＴＢ））

添付資料 2.3.1.4

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（長期ＴＢ））

添付資料 2.3.1.5

逃がし安全弁作動用の窒素の供給について添付資料 2.3.1.6

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））

添付資料 2.3.2.1

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）時における高圧代
替注水系の 8 時間継続運転が可能であることの妥当性について目-5添付資料 2.3.2.2

蓄電池による給電時間評価結果について添付資料 2.3.2.3

安定状態について（全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，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

7 日間における水源の対応について（全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ））

添付資料 2.3.2.6

7 日間における燃料の対応について（全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ））

添付資料 2.3.2.7

常設代替交流電源設備の負荷（全交流動力電源喪失（ＴＢ
Ｄ，ＴＢＵ））

添付資料 2.3.3.1

安定状態について（全交流動力電源喪失（ＴＢＰ））

添付資料 2.3.3.2

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

添付資料 2.3.3.3

減圧・注水開始の時間余裕について

添付資料 2.3.3.4

7 日間における水源の対応について（全交流動力電源喪失（ＴＢＰ））

添付資料 2.3.3.5

7 日間における燃料の対応について（全交流動力電源喪失（ＴＢＰ））

添付資料 2.3.3.6

常設代替交流電源設備の負荷（全交流動力電源喪失（ＴＢ
Ｐ））

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
目-6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

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 2.4.1.4

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（取水機能が喪失した場合））

添付資料 2.4.1.5

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（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（原目-7

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

高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系の運転可能性に関する水源温度の影響

添付資料 2.5.8

外部電源の有無による評価結果への影響

添付資料 2.5.9

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 2.6.1「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」の事故条件の設定について

添付資料 2.6.2

敷地境界外での実効線量評価について

添付資料 2.6.3

安定状態について（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）

添付資料 2.6.4

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

添付資料 2.6.5

原子炉注水開始が遅れた場合の影響について

添付資料 2.6.6

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 2.6.7

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 2.6.8

常設代替交流電源設備の負荷（ＬＯＣＡ時注水機能喪失）

添付資料 2.7.1

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

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 2.7.3

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
目-8

（格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ））
添付資料 2.7.4

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 2.7.5

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

添付資料 2.7.6

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に対する施設の防護方針について

添付資料 2.8.2

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 2.8.3

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（津波浸水による注水機能喪失）

添付資料 3.1.2.1

炉心損傷の判断基準及び炉心損傷判断前後の運転操作の差異について

添付資料 3.1.2.2

原子炉建屋から大気中への放射性物質の漏えい量について

添付資料 3.1.2.3

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

添付資料 3.1.2.4

安定状態について（代替循環冷却系を使用する場合）

添付資料 3.1.2.5

格納容器内に存在するアルミニウム／亜鉛の反応により発生する水素の影響について

添付資料 3.1.2.6

非凝縮性ガスの影響について

添付資料 3.1.2.7

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について目-9（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用する場合））
添付資料 3.1.2.8

注水操作が遅れる場合の影響について

添付資料 3.1.2.9

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

添付資料 3.1.2.10

7 日間における燃料の対応について（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用する場合））

添付資料 3.1.2.11

常設代替交流電源設備の負荷（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用する場合））添付資料 3.1.3.1

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合）におけるＣｓ137 放出量評価について

添付資料 3.1.3.2

原子炉建屋から大気中への放射性物質の漏えい量について

添付資料 3.1.3.3

安定状態について（代替循環冷却系を使用しない場合）

添付資料 3.1.3.4

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（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合））

添付資料 3.1.3.5

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

添付資料 3.1.3.6

7 日間における燃料の対応について（雰囲気圧力・温度に目-10よる静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合））
添付資料 3.1.3.7

常設代替交流電源設備の負荷（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合））添付資料 3.2.1

原子炉建屋から大気中への Cs-137 の漏えい量について

添付資料 3.2.2

高温環境下での逃がし安全弁の開保持機能維持について添付資料 3.2.3

格納容器破損モード「ＤＣＨ」，「ＦＣＩ」，「ＭＣＣＩ」の評
価事故シーケンスの位置付け

添付資料 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（高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱）

添付資料 3.2.5

7 日間における水源の対応について（高圧溶融物放出／格納
容器雰囲気直接接触）

添付資料 3.2.6

7 日間における燃料の対応について（高圧溶融物放出／格納
容器雰囲気直接接触）

添付資料 3.2.7

常設代替交流電源設備の負荷（高圧溶融物放出／格納容器雰
囲気直接接触）添付資料 3.3.1

原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用（炉外ＦＣＩ）に関する知見の整理について

添付資料 3.3.2

水蒸気爆発の発生を仮定した場合の原子炉格納容器の健全性への影響評価添付資料 3.3.3

ペデスタル（ドライウェル部）への水張りの適切性

添付資料 3.3.4

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（原目-11子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用）
添付資料 3.3.5

エントレインメント係数の圧力スパイクに対する影響

添付資料 3.3.6

プラント損傷状態をＬＯＣＡとした場合の圧力スパイクへの影響

添付資料 3.4.1

Ｇ値の不確かさによる評価結果への影響

添付資料 3.4.2

水の放射線分解の評価について

添付資料 3.4.3

安定状態について添付資料 3.4.4

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（水素燃焼）

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

添付資料 3.5.1

安定状態について添付資料 3.5.2

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（溶融燃料・コンクリート相互作用）

添付資料 3.5.3

溶融炉心の崩壊熱及び溶融炉心からプール水ヘの熱流束を保守的に考慮する場合のペデスタル（ドライウェル部）のコン
クリートの浸食量及び溶融炉心・コンクリート相互作用によって発生する非凝縮性ガスの影響評価

添付資料 3.5.4

ペデスタル（ドライウェル部）床部の構造について添付資料 4.1.1

使用済燃料プールの水位低下と遮蔽水位に関する評価について添付資料 4.1.2

水遮蔽厚に対する貯蔵中の使用済燃料からの線量率の算出に
ついて
目-12

添付資料 4.1.3

安定状態について添付資料 4.1.4

使用済燃料プール水沸騰・喪失時の未臨界性評価

添付資料 4.1.5

評価条件の不確かさの影響評価について（想定事故１）添付資料 4.1.6

7 日間における水源の対応について（想定事故１）添付資料 4.1.7

7 日間における燃料の対応について（想定事故１）添付資料 4.2.1

使用済燃料プールの水位低下と遮蔽水位に関する評価について添付資料 4.2.2

使用済燃料プールサイフォンブレーカについて

添付資料 4.2.3

安定状態について添付資料 4.2.4

評価条件の不確かさの影響評価について（想定事故２）添付資料 4.2.5

7 日間における水源の対応について（想定事故２）添付資料 4.2.6

7 日間における燃料の対応について（想定事故２）添付資料 5.1.1

運転停止中の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 5.1.2

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 5.1.3

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 5.1.4

安定停止状態について（運転停止中

添付資料 5.1.5

原子炉停止中崩壊熱除去機能喪失）

崩壊熱除去機能喪失及び全交流動力電源喪失時における放射線の遮蔽維持について添付資料 5.1.6

評価条件の不確かさの影響評価について（運転停止中
目-13

崩壊

熱除去機能喪失）添付資料 5.1.7

7 日間における燃料の対応について（運転停止中

崩壊熱除去機能喪失）

添付資料 5.2.1

安定停止状態について（運転停止中

全交流動力電源喪失）

添付資料 5.2.2

評価条件の不確かさの影響評価について（運転停止中

全交

流動力電源喪失）添付資料 5.2.3

7 日間における水源の対応について（運転停止中

全交流動

力電源喪失）
添付資料 5.2.4

7 日間における燃料の対応について（運転停止中

全交流動

力電源喪失）
添付資料 5.2.5

常設代替交流電源設備の負荷（運転停止中

全交流動力電源喪失）

添付資料 5.3.1

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

添付資料 5.3.3

安定停止状態について（運転停止中

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）
原子炉冷却材の流出）添付資料 5.3.5

7 日間における燃料の対応について（運転停止中

原子炉冷却材の流出）

添付資料 5.4.1

安定停止状態について（運転停止中

添付資料 5.4.2

解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価について（運目-14

反応度の誤投入）転停止中

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 6.1.1

同時被災時における必要な要員及び資源について

添付資料 6.2.1

重大事故等対策の要員の確保及び所要時間について添付資料 6.2.2

重要事故（評価事故）シーケンス以外の事故シーケンスの要員の評価について添付資料 6.3.1

水源，燃料，電源負荷評価結果について

目-15

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。
コメント No.148-12 に対する回答(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。また，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

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，初期の対策として代替制御棒挿入機能による原子炉停止手段又はＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環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し，原子炉水位の制御には原子炉隔離時冷却系及び高圧
炉心スプレイ系を用いる。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。ただし，重要事故シーケンスに対する有効性評価では，保守的に代替制御棒挿入機能には期待しないものとする。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，必要な要員は初動対応要員 8 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 4 名，通報連絡等を行う災害対策要員 2 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，初動対応要員 6 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にも係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。
2.5-22原子炉自動スクラム失敗の確認後，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「ＳＨＵ
Ｔ

ＤＯＷＮ」への切換えによる手動スクラム操作を実施し，操作に失敗したことで，原子炉停止機能喪失と判断する。
主蒸気隔離弁が閉止に伴い原子炉圧力高信号によりＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリップ機能）が作動し，再循環ポンプが全台停止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，対応可能な要員にて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
主蒸気隔離弁の閉止により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し，ドライウェル圧力高（13.7kPa[gage]）設定点に到達することで高圧炉心スプレイ系が自動起動し，原子炉注水を開始する。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，電動給水ポンプにより原子炉注水は継続されるため，対応可能な要員にて
原子炉水位を原子炉水位異常低下（レベル１）設定点近傍まで低下させることで原子炉出力を抑制する。また，給水加熱喪失となり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。
その後，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，原子炉注水を開始する。
2.5-3

3

高圧炉心スプレイ系等の自動起動確認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ることで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。
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ポンプ停止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は徐々に低下し原子炉は未臨界に至る。
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）による格納容器除熱
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
2.5-4

4

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・プール冷却運転を開始し，格納容器除熱を開始する。有効性評価においては，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℃まで上昇するため，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）による格納容器除熱に必要な計装設備は，サプレッション・プール水温度，残留熱除去系系
統流量等である。
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱を開始した以降も，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。サプレッション・プール水温度が 106℃に到達した場合は，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の確認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。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，燃料域），起動領域計装等である。
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
2.5-5

5

的に行い，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）により継続的に行う。
ｇ．使用済燃料プールの冷却操作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。

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）＋原子炉停止機能喪失」である。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，ＬＯＣＡ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（ＡＲＩ）により原子炉を未臨界とすることが可能である。本事故
シーケンスでは，原子炉水位が高めに維持され，また，炉心入口サブクー
リングが大きくなることで反応度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。
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，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
2.5-6

6

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），
ほう酸水の拡散，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，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。
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を設定した。

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)

安全機能等の喪失に対する仮定
2.5-7

7

(c)

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)

手動での原子炉スクラムは実施できないものと仮定する。

3)

代替制御棒挿入機能は保守的に作動しないものとする。
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ボイド反応度印加割合が大き
く，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は，給復水系及び再循環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くなる。

ｃ．重大事故等対策に関連する機器条件(a)

ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリップ機能）
原子炉圧力高（7.39MPa[gage]）信号により，再循環ポンプをトリップさせるものとする。また，原子炉出力が 35％以上となり，再循環ポ
ンプが 1 台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。

(b)

逃がし安全弁
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 弁）
は，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。

(c)

高圧炉心スプレイ系
2.5-88ドライウェル圧力高（13.7kPa[gage]）信号により自動起動し， 145〜1,506m ３ ／h，注水圧力：0〜8.30MPa[dif] ※ の流量で原子炉へ注水するものとする。炉心に冷水が大量に注水された方が正の反応度が添加されることからポンプ性能評価に基づく大きめの注水量を設定している。
※：MPa[dif]…原子炉圧力容器と水源との差圧（以下同様）(d)

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，注水圧力： 1.04〜7.86MPa[dif]の流量で原子炉へ注水するものとする。また，サプレッション・プール水温度が 106℃に到達した時
点で注水を停止する。

(e)

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。

(f)

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 基あたり約 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）
2.5-9

9

(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の完了
後に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）による格納容器除熱は，状況判断及び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の発生後，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，これに伴い燃料棒表面で沸騰遷移が生じるため，燃料被覆管の温度が一時的に約 872℃まで上昇する。また，約 2 秒後に原子炉圧力高信号により再循環ポンプ
2.5-1010

が全台トリップする。なお，本評価では保守的に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。
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するが，電動駆動給水ポンプが自動起動することで，給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，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（逃がし弁機能）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電動駆動給水ポンプがトリップ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。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は維持される。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℃に到達した時点で停止するが，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 分後に手動操作により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2.5-1111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 系統による格納容器除熱を開始する。

ｂ．評価項目等
燃料被覆管温度は，第 2.5-10 図に示すとおり，主蒸気隔離弁閉止に伴い原子炉圧力が上昇するため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燃料被覆管温度は低下する。
事象発生の約 13 秒後に燃料被覆管最高温度は最高値約 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
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。
また，ほう酸水注入系及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）の起動後も，格納容器圧力及びサプレッション・プール水温度は徐々に上昇するが，それぞれ約 0.20MPa[gage]，約 115℃以下に抑えられ，
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
2.5-1212

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・プール冷却を維持することで安定状態が確立し，また，安定状態を維持できる。
（添付資料 2.5.3）
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及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）により格納容器除熱を実施すること並びに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及び過渡時自動減圧系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）による格納容器除熱とする。
(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行う重要現象とは，「1.7 解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価方針」に示すとおり
2.5-1313

であり，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概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概ね小さく評価する。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，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いるため，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。
2.5-1414

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は抑制される。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が，ほう酸水注入開始後にこれらのパラメータ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。
（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
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概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概ね小さく評価する。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2.5-1515

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を仮定しても，燃料被覆管の最高温度は約 1060℃，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，評価項目となるパラメータを満足することを確認している。
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いるため，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。
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は抑制される。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 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実績値等の最確条件とした場合の影響を評価する。解析条件の設定にあたっては，設計値を2.5-1616

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 33〜41kW／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く，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
2.5-17

17

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）」）
初期条件の原子炉圧力，原子炉水位及びサプレッション・プール水
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く，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，給復水系及び原子炉再循環
ポンプが一定期間運転を継続することで，反応度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ため，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，本解析条件の不確かさとして，解析条件で設定している主蒸気隔離弁の閉止時間を長くした
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）

2.5-1818

(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。
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/mに対して最確条件は約 33〜41kW／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。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３2.5-19

重大事故等対策の19

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）」）
事故条件の外部電源の有無については，給復水系及び原子炉再循環
ポンプが一定期間運転を継続することで，反応度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，電動駆動給水ポンプ及び再循環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。
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，本解析条件の不確かさとして，解析条件で設定している主蒸気隔離弁の閉止時間を長くした
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。
（添付資料 2.5.4，2.5.7，2.5.8）

ｂ．操作条件
操作条件の不確かさとして，操作に係る不確かさを「認知」，「要員配置」，「移動」，「操作所要時間」，「他の並列操作有無」及び「操作の確実さ」の 6 要因に分類し，これらの要因が操作開始時間に与える影響を評価する。また，操作開始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
2.5-2020

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。
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，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。
操作条件の残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱は，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，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。
（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）による格納容器除熱は，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）
2.5-2121(3)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ため，これまでの操作時間余裕が確保されている。逃がし安全弁（自動減圧機能）7 弁にて原子炉減圧をする場合について，同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。よって，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。
操作条件のほう酸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水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，限界温度200℃に対して十分な時間余裕を有している。
操作条件の残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器除熱は，仮に操作が遅れた場合，格納容器除熱の開始が遅れることで，2.5-2222

サプレッション・プール水温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，サプレッ
ション・プール冷却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，限界温度 200℃に対して十分な時間余裕を有している。
（添付資料 2.5.4，2.5.9）

(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」において重大事故等対策に必要な要員は，「 2.5.1(3)「6.2

炉心損傷防止対策」に示す通り 8 名である。

重大事故等対策時に必要な要員の評価結果」で示す運転員及び災害対策要員の 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
2.5-2323

のとおりである。
ａ．水源

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については，サプレッション・プールを水源とすることから，水源が枯渇することはなく，7 日間の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。
ｂ．燃料

外部電源喪失を想定した場合，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 130.3kL の軽油が必要となる。軽油貯蔵タンクに約 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及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機による電源供給について，7 日間の継続が可能である。
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，電源供給が可能
である。

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，反応度制御や原子炉水位の維持に失敗し，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「原2.5-2424

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（代替原子炉再循環ポンプトリップ機能）による炉心流量の低減，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水位の維持，ほう酸水注入系による炉心へのほう酸水の注入手段，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。また，重要事故シーケンスに対する有効性評価では使用できないものと仮定したものの，原子炉停止機能のバックアップとして代替制御棒挿入機能，手動での原子炉スクラムの手段を整備している。
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）＋原子炉停止機能喪失」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（代替原子炉再循環ポンプトリ
ップ機能）による炉心流量の低減，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレ
イ系による原子炉水位の維持，ほう酸水注入系による炉心へのほう酸水の注
入，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い。また，対策の有効性が確認できる範囲内において，操作時間余裕について確認した結果，操作が遅れた場合でも一定の余裕がある。
重大事故等対策時に必要な要員は，運転員及び災害対策要員にて確保可能である。また，必要な水源，燃料及び電源については，外部支援を考慮しな
2.5-2525

いとしても，7 日間以上の供給が可能である。
以上のことから，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（代替原子炉再循環ポンプトリップ機能）による炉心流量の低減，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水位の維持，ほう酸水注入系による炉心へのほう酸水の注入，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）による格納容器徐熱等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」に対して有効である。

2.5-2626

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対策について（1／4）
手順

2.5-27・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係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。
・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。
・手動原子炉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。
・原子炉圧力高信号によりＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリップ機能）が作動し再循環ポンプが全台停止したこと
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。
・対応可能な要員にて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）

27

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対策について（2／4）
手順

2.5-28高 圧 炉 心 ス プ レ イ 系 の 自 動 起 ・ドライウェル圧力が 13.7kPa[gage]に到達し動確認等たことを確認する。
・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。
・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，ミニフロー運転
にて起動待機状態になったことを確認する。
・主蒸気隔離弁の閉止に伴い，タービン駆動
給水ポンプは停止するが，電動給水ポンプ
により原子炉注水が継続されていることを確認する。
・対応可能な要員にて原子炉水位を原子炉水位異常低下（レベル１）近傍まで低下させることで原子炉出力を抑制する。
・給水加熱喪失によ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）設定点に到達したことで，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。

常設設備
【高圧炉心スプレ
イ系】【原子炉隔離時冷却系】

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
原子炉水位（広帯域，燃料域）
原子炉水位（SA 広帯域，SA 燃
料域）
原子炉圧力
原子炉圧力（SA）【 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】【】：重大事故等対処設備（設計基準拡張）

28

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対策について（3／4）
手順

2.5-29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。

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ポンプ停止
による原子炉出力低下を確認した後，原子炉 出 力 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する。
・ほう酸水注入系の起動操作を実施する。
・原子炉が未臨界になったことを確認する。
・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。

常設設備
自動減圧系の起動阻止スイッチ

ほう酸水注入系

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，燃料域）
原子炉水位（SA 広帯域，SA 燃
料域）
原子炉圧力
原子炉圧力（SA）−
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29

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）による格納容器除熱

2.5-30

原子炉水位の調整操作

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対策について（4／4）
手順

・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）による格納容器除熱を開始した以降
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℃に到達した時点で，原子炉隔離時冷却系を停止する。
・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）
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）から原子炉水位高（レベル８）の範囲に維持する。
・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【残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）】

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】

出力領域計装起動領域計装原子炉水位（広帯域，燃料域）
原子炉水位（SA 広帯域，SA 燃料域）【 高圧炉 心スプレイ系 系統 流量】

ほう酸水注入系【高圧炉心スプレ
イ系】

−

−
【

−
】：重大事故等対処設備（設計基準拡張）：有効性評価上考慮しない操作30

コメント No.181-03 に対する回答

第 2.5-2 表
項

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（原子炉停止機能喪失）（1／6）

主要解析条件プラント動特性：ＲＥＤＹ

条件設定の考え方−

3,293MW

定格熱出力を設定

6.93MPa[gage]

定格圧力を設定

初期条件

2.5-31

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 ㎝）

炉心流量41,060ｔ／ｈ（85％）

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

主蒸気流量6,420ｔ／ｈ

定格主蒸気流量を設定

給水温度

燃料及び炉心

通常運転時の原子炉水位を設定

216℃

初期給水温度が低い方が，印加反応度が大きくなり原子炉出力が高めに推移することで，格納容器圧力及び温度並びにサプレッション・プール水温度に対して厳しい設定となる。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）
単一炉心

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

31

第 2.5-2 表
項

目

初期条件

核データ
（動的ボイド係数）
核データ（動的ドップラ係数）
格納容器空間体積
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2.5-32

事故条件

起因事象
安全機能の喪失に対する仮定外部電源

主要解析条件（原子炉停止機能喪失）（2／6）

主要解析条件

条件設定の考え方

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
9,800m３
3,300m３
32℃
主蒸気隔離弁の誤閉止
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）
外部電源あり

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，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
給復水系が一定期間運転を継続することで，反応度の観点で厳しい外部電源
ありを設定

32

第 2.5-2 表
項

主要解析条件（原子炉停止機能喪失）（3／6）

目

主要解析条件

重大事故等対策に関連する機器条件

2.5-33

原子炉スクラム

主蒸気隔離弁閉

主蒸気隔離弁の閉止時間

3秒

ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプ
トリップ機能）ドライウェル圧力高設定点

原子炉圧力高（7.39MPa[gage]）にて再循環ポンプが 2 台トリップ（遅れ時間 0.2 秒）
13.7kPa[gage]
逃がし弁機能7.37MPa[gage]×2 個，354.6t/h/個
7.44MPa[gage]×4 個，357.8t/h/個
7.51MPa[gage]×4 個，361.1t/h/個
7.58MPa[gage]×4 個，364.3t/h/個
7.65MPa[gage]×4 個，367.6t/h/個逃がし安全弁

条件設定の考え方−
原子炉圧力の上昇が早く，反応度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
設計値を設定設計値を設定逃がし弁機能による原子炉圧力制御に期待した方が，主蒸気隔離弁閉止後の原子炉圧力が低めに維持されることで，原子炉圧力に依存する高圧炉心スプレイ系の原子炉注水流量が大きくなり，反応度の観点で厳しい設定となる。
このため，設定圧力の低い逃がし弁機能の設計値を設定
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。

ほう酸注入系

注入流量：163L／min
ほう酸水濃度：13.4wt％

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）

熱交換器 1 基あたり約 53MW（サプレッション・
設計値を設定プール水温度 100℃，海水温度 27.2℃において）33

第 2.5-2 表目

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）設定点近傍に維持する。
３・注水流量：145〜1,506m ／h
・注水圧力：0〜8.30MPa[dif]条件設定の考え方
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，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。
9
8
7
6
5
4
3
2
1
0
0

200

400

600

800

1000

1200

1400

1600

1800

流量（m３／h）

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）設定点近傍に維持する。
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する。
・注水流量：136.7m３ ／h
・注水圧力：1.04〜7.86MPa[dif]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，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
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
10.0

8.0
原子炉圧 力（MPa[dif]）

2.5-34

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

主要解析条件差 圧（ MPa）

項

主要解析条件（原子炉停止機能喪失）（4／6）

6.0

4.0

2.0

0.0
0

100

200

300
流量（m3 /h）

400

500

34

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

2.5-35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（炉心部へのほう酸水注入開始は事象発生から 9 分 30 秒後）

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
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
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
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

35

第 2.5-2 表
項目
解析コード
最小限界出力比（ＭＣＰＲ）

燃料棒最大線出力密度（ＭＬＨＧＲ）
ＢＴ判定（時刻）

2.5-36

ＢＴ後の被覆管表面熱伝達率
リウェット相関式

主要解析条件（原子炉停止機能喪失）（6／6）
主要解析条件

条件設定の考え方

ホットバンドル解析：ＳＣＡＴ−
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

1.24

44.0 kW／m
ＧＥＸＬ相関式−

修正 Dougall-Rohsenow 式−「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２−36

ほう酸水注入系タンク
逃が し安 全 弁
※1
耐圧 強化
ベン ト系

原子炉圧力容器

非常 用デ ィ ーゼル発電機等

ター ビン へほう酸水注入系
ポンプＡ，ＢＧ
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
代替
循環
冷却 系
ポン プ

↑

2.5-37

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

※4

サプ レッ シ ョン・プ ール

再循 環ポ ン プＡ ，Ｂ←→

常設 低圧 代 替注 水系
ポン プＡ 及 びＢ

※2

→

←

→

→

残留 熱除 去 系
ポン プＡ

残留 熱除 去 系
ポン プＢ

※3

→
残留熱除去系
海水系ポンプ
Ｂ，Ｄ

緊急用海水系
ポンプ

→

※2

※2 海へ

※3

←

↑

↑

ＡＴ ＷＳ 緩 和設 備（ 代 替原 子 炉
再循 環ポ 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

→

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

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（代替原子炉再循環ポンプトリップ機能）による原子炉停止段階）コメント No.182-15 に対する回答

37

ほう酸水注入系タンク

逃が し安 全 弁

※1
原子炉圧力容器

非常 用デ ィ ーゼル発電機等

ター ビン へほう酸水注入系
ポンプＡ，Ｂ

Ｇ

耐圧 強化
ベン ト系

常設 代替 高 圧電源装置

Ｇ
ドラ イウ ェ ル

※4

※1

軽油 貯蔵タンク

代替
循環
冷却 系
ポン プ

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

サプ レッ シ ョン ・
チェ ンバ

↑

※4

2.5-38

サプ レッ シ ョン・プ ール

残留 熱除 去系
海水 系ポ ンプＡ，Ｃ

再循 環ポ ン プＡ ，Ｂ

←

→
※2

→
→
※3

→
残留熱除去系
海水系ポンプ
Ｂ，Ｄ

緊急用海水系
ポンプ

→

←

→

残留 熱除 去 系
ポン プＡ

残留 熱除 去 系
ポン プＢ

※2 海へ

※2
※3

↑

↑

ＡＴ ＷＳ 緩 和設 備（ 代 替原 子 炉
再循 環ポ 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

←

→

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポ ンプ←

海常設 低圧 代 替注 水系
ポン プＡ 及 びＢ

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽

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）

38

ほう酸水注入系タンク

逃が し安 全 弁

※1
原子炉圧力容器

非常 用デ ィ ーゼル発電機等

ター ビン へほう酸水注入系
ポンプＡ，Ｂ

Ｇ

耐圧 強化
ベン ト系

常設 代替 高 圧電源装置

Ｇ
ドラ イウ ェ ル

※4

※1

軽油 貯蔵タンク

代替
循環
冷却 系
ポン プ

格納 容器 圧 力逃 がし 装 置

サプ レッ シ ョン ・
チェ ンバ

↑

※4

2.5-39

サプ レッ シ ョン・プ ール

残留 熱除 去系
海水 系ポ ンプＡ，Ｃ

再循 環ポ ン プＡ ，Ｂ

←

→
※2

→
→
※3

→
残留熱除去系
海水系ポンプ
Ｂ，Ｄ

緊急用海水系
ポンプ

→

←

→

残留 熱除 去 系
ポン プＡ

残留 熱除 去 系
ポン プＢ

※2 海へ

※2
※3

↑

↑

ＡＴ ＷＳ 緩 和設 備（ 代 替原 子 炉
再循 環ポ 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

←

→

高圧 炉心
スプ レイ 系 ポン プ

原子 炉隔 離 時冷 却系 ポ ンプ←

海常設 低圧 代 替注 水系
ポン プＡ 及 びＢ

復水 貯蔵 タ ンク

代替 淡水 貯 槽

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）

39

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
再循環ポンプトリップ機能）による再循環ポンプトリップ ※ １

代替 制御 棒 挿入 機能（ ＡＲ Ｉ）によ る
制御 棒挿 入 ※ ３(約57秒)

格納 容器 圧 力13.7kPa[gage]到 達

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

原子炉停止機能喪失の確認 ※ ２ ， ３

使用 済燃 料 プー ル
冷却 操作

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(約17分) 残留 熱除 去 系（ サプ レ ッシ ョ ン・ プー
ル冷 却系 ） によ る格 納 容器 除 熱制御棒挿入機能の回復操作 ※ ８

原子 炉水 位 低下 によ る 原
子炉 出力 抑 制操 作 ※ ９

回復は解析上考慮しない

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

(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 ４

原子炉水位の調整操作 ※ １ ０

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※１ ：再 循 環ポ ンプ ト リッ プ によ る選 択 制御 棒挿 入 には 期待 し ない 。
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 旧に努 め，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を原子炉停止時冷却モ ードとし冷温停止状態とする。

※２ ：代 替 制御 棒挿 入 機能 （ ＡＲ Ｉ），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 を 確認 した 場 合は ，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， 出 力 領域 計 装 指示 値 が10％ 以 上の 場 合で サ プ レッ シ ョ ン・ プ ール 水 温 度が 49℃に 近 接 して い る と判 断 した時 点で 速 やか に実 施 する 。
※６ ：中 央 制御 室に て ，警 報 ，機 器ラ ン プ表 示， ほ う酸 水貯 蔵 タン ク 水位 計の 指 示等 によ り 確認 する 。
※７ ：ほ う 酸水 注入 系 起動 操 作は ，以 下 によ り， 中 性子 束振 動 が発 生 した と判 断 した 場合 に おい ても 実 施す 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
又は・ 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
※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 。
・ 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 時 は， 運転 手 順に 従い 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： ほ う酸 水注 入 系の 全 量注 入完 了 確認 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 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 計 指示 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） の注 入 弁は 開放 せ ずミ ニフ ロ ー運 転 とな る。
※１ ４： 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 てい ると 判 断し た 時点 で停 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

コメント No.147-19,20,23,25,29,
148-01,17 に対する回答

40

2.5-40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 分サプレッション・プール水温 49℃到達
操作項目

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給水ポンプ停止

約 2.6 分原子炉水位異常低下（レベル２）到達
責任者

発電長

１人

中央監視
運転操作指揮

補佐

副発電長

1人

運転操作指揮補佐

通報連絡者

災害対策要員2人

災害対策本部連絡
発電所外部連絡運転員(中央制御室)運転員（現場）

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。

●原子炉自動スクラム失敗の操作
1人
A●手動スクラムボタンによる手動スクラム操作−

3分−●原子炉モードスイッチ「SHUT DOWN」への切替え操作●再循環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●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
1人
B−−●電動駆動給水ポンプトリップの確認

10 分●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●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●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

【1人】
A

−

−

ほう酸水注入系
の起動操作

【1人】
A

−

−

【1人】
A

−

原子炉水位低下による原子炉出力抑制操作及び制御棒手動挿入機能の回復操作
残留熱除去系による格納容器（サプレッション・プール冷却系）除熱操作原子炉水位調整
操作

【2 人】
A，B
−

【1人】
B

1分

●自動減圧系／過渡時自動減圧回路の作動阻止操作

2分●ほう酸水注入系起動操作

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

原子炉水位調整−●原子炉水位低下操作による原子出力抑制−−●代替制御棒挿入回路起動●制御棒手動挿入操作●スクラム・パイロット弁継電器用ヒューズ引き抜き

2人
C，D

−

●現場移動
●スクラム・パイロット弁空気ヘッダ計器用空気系排気操作

45 分●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替え操作（2 系列）−

6分−●サプレッション・プール冷却状況監視

【1人】
A

−

−

●原子炉隔離時冷却系による原子炉注水監視●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監視●高圧炉心スプレイ系 流量調整

適宜実施
適宜実施
サプレッション・プール水温度が 106℃に近接した時点で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●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

【1人】
B

−

−

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
20 分

●緊急用海水系の起動操作

15 分●代替燃料プール冷却系起動操作
必要要員合計

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

解析上考慮しない
25 時間までに実施する0人

コメント No.147-27 に対する回答

第 2.5-3 図

原子炉停止機能喪失時の作業と所要時間

2.5-4141

コメント No.181-04 に対する回答
主蒸 気隔離 弁閉止 によ る圧力上 昇 で ボ イ ド が急減すること伴う出力上昇（中性子束最大値 560％）
1.中性子束（％）
2.平均表面熱流速（％）
3.炉心流量（％）
炉心流量減少に伴うボイド急増により出力低下
電動給水ポンプの停止に伴う原子炉水位の低下により炉心流量及び中性子束（原子炉出力）が低下

ＡＴＷ Ｓ 緩和 設備（代替 再循環 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出力が変動

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（ 逃がし 弁機 能） 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よる蒸気流量の急減

逃がし安全弁（逃がし弁機能）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
ンプはトリップするが，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)

復水器の水位低下により電動駆動給水ポンプがトリップ

原子炉蒸気流量及び給水流量の推移（短期）2.5-4242

1. 原子炉隔離時冷却系（％）
2. 高圧炉心スプレイ系（％）※

格納容器圧力高により高圧炉心スプレイ系が自動起動

原子炉水位異常低下（レベル２）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）

最大値：8.19MPa［gage］

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（％）

出力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）の開閉により圧力が変動

主蒸気隔離弁
閉止により圧力上昇

タービン駆動給水
ポンプトリップにより水位減少※：100％は定格給水流量（6,420t／h）を示す。

タービン駆動給水ポンプトリップによるボイド発生により一時的に水位上昇

主復水器の水位低下により電動駆動給水ポンプがトリップし，水位低下

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）2.5-4343

1. 炉心平均ボイド率（％）

逃がし安全弁（逃がし弁機能）の開閉による圧力変化の影響でボイド率が変動

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）2.5-44

44

1400

1200

主蒸気隔離弁の閉止に伴う出力上昇による沸騰遷移に
より燃料被覆管の最高温度は上昇し，代替再循環ポンプ
トリップによる出力低下によってリウェットすること
で燃料被覆管の最高温度は低下する

燃
燃料被覆管温度

料

1000

被
覆

800

電動駆動給水ポンプトリップによる原子炉水位低下後，逃がし安全
弁（逃がし弁機能）の開閉により沸騰遷移とリウェットを繰り返す

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 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）（℃）

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℃
第 3 スペ ー サ

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。

2.5-4545

1.0E+07

電動駆動給水ポンプトリップによる原子炉水位低下後，逃がし安全
弁（逃がし弁機能）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 出 力 上 昇 に よ る 沸 騰
遷移 により 熱伝達係数 は 低 下 し ， 代 替 再 循 環 ポ
ンプ トリッ プによる出 力 低 下 に よ っ て リ ウ ェ ットすることで熱伝達係数は上昇する

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
1.
1. クオリティ（燃料被覆管の最高温度の発生位置）
クオリティ（第 4 スペーサ）
2. 限界クオリティ
電動駆動給水ポンプトリ ップに よる 原子炉水位低下後，逃がし安全弁 （逃が し弁 機能）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）2.5-4646主蒸気隔離弁閉止により原子炉圧力上昇してボイドが急減すること伴い出力が上昇し，再循環ポンプトリップにより炉心流量が低下してボイドが急増することで出力が低下

1. 中性子束（％）

主蒸 気隔離 弁 の 閉 止 に よ る 給 水 加 熱喪失によって出力が上昇

電動給水ポンプの停止に伴う原子炉水位の低下に
より出力低下

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(m)

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(m)

第 2.5-14 図

炉心流量の推移（長期）2.5-4747

1. 原子炉蒸気流量（％）
2. 給水流量（％）
逃がし安全弁（逃がし弁機能）の開放により蒸気流量が増加

逃がし安全弁（逃がし弁機能）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
電動駆動給水ポンプの起動による給水流量の増加
電動駆動給水ポンプのトリップにより給水流量が減少 ※事故後の時間(m)

第 2.5-15 図※：復水器ホットウェル水位低低信号を受けて停止する。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（％）※

サプレッション・プール水温上昇により原子炉隔離時冷却系停止
格納容器圧力高により高圧炉心スプレイ系が自動起動

原子炉水位異常低下（レベル２）にて原子炉隔離時冷却系が自動起動

事故後の時間(m)

第 2.5-16 図

高圧炉心スプレイ系による原子炉水位低下維
持操作※：100％は定格給水流量（6,420t／h）を示す。

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

2.5-4848主蒸気隔離弁閉止による圧力の低下

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）

逃がし安全弁（逃がし弁機能）の開閉による蒸気流量の変動

事故後の時間(m)

第 2.5-17 図

原子炉圧力及び原子炉水位の推移（長期）蒸気流量の増加による
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）

非常用炉心冷却系の起動による原子炉水位回復

給水の停止による原子炉水位の低下

サプレッション・プール水温上昇
により原子炉隔離時冷却系停止

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(m)

第 2.5-18 図

原子炉水位（シュラウド外水位）の推移（長期）2.5-4949

逃がし安全弁（逃がし弁機能）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]）

最大値：約 115℃

電動駆動給水ポンプの停止に伴い原子炉水位が低下し，蒸気流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 の注 入に よ り
出力 が低 下し ，蒸 気 流
量が 減少 する 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

最大値：約 0.20MPa［gage］

事故後の時間(m)

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）2.5-5050

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

51

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

52

添付 2.5.1-3
第2図

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）53

添付資料 2.5.2
コ メ ン ト No.163-47,48,51,274-05 に 対 す る 回 答

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添付 2.5.2-1

54添付資料 2.5.2間を考慮して，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 2.5.2-255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 2.1.1 別 紙 1）

添付 2.5.3-1

56

コメント No.148-21,265-06,07,08 に対する回答

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）

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」 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 。
反応 度 モデ ル（ ボ ロン ） の不 確か さ は， ほう 酸 水注 入開 始 後の 挙動に 影 響を 与え る もの で あり ，ほ う 酸水 注入 開 始後 にサ プ レッ ション ・ プー ル水 温 度を 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 。

「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 最大 値は 115℃ ，格 納 容器
圧力 の最 大 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。（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））
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。（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））
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 大値 は 115℃，格納 容器 圧 力の最大 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。（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））
再 循 環 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。（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））
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いることから，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 。

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 こと か ら， 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 く， 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。

再循環ポン プ慣 性時 定数：＋10％ ／ −10％

再循 環 ポン プ慣 性 時定 数 の影 響は ， 再循 環ポ 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 さく ， 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 いる 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 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）

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

57

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 てい 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 小 さい 。（ 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
ＲＥ ＤＹ ） ）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 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 てい 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 は小 さい 。 （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 Ｒ ＥＤ Ｙ） ）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 いる 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 小さ い 。（ 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 Ｒ Ｅ ＤＹ ））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 く， 運 転員 等操 作 時間 に与 え る影 響は小 さ い。 （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 ＲＥ Ｄ Ｙ） ）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 界達 成 の時 間 が早 くな り ，格 納容 器 圧力 及び サ プレ ッ
ショ ン ・プ ール 水 温度 の 上昇 は抑 制 され 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 が， ほう酸 水 注入 開始 後 にこ れ らの パラ メ ータ 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。

逃 が し 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。（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））

解析 コ ード は， 単 純な 計 算で 保守 性 を確 保し て いる ため ， 不確 かさ要 因と し ては 考慮 しな い 。

解析コードは，単純な計算で保守性を確保しているため，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 大値は 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。（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） ）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 最大 値は 115℃，格納 容器 圧 力の 最大 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。（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））

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。（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） ）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達成の時間が早くなり，格納容器圧力及びサプレッ
ション・プール水温度の上昇は抑制される。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 。

58

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 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 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 。

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 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となるパラメータは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 易い 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。

燃料棒内温度変化

炉心添付 2.5.4-3

燃料棒表面熱伝
達

沸騰 遷移

気液 熱非 平衡熱伝導モデル，燃料 ペ レ ット -被 覆管ギャップ熱伝達モデル

熱伝達モデル
リウェットモデル

沸騰遷移評価モ
デル

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 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 Ｌ
ＭＣＰＲ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，沸 騰 遷移 が生 じ易 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 いる 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 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 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 。

59

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 3,279〜
3,293MW（実 績値 ）

原子 炉圧力(圧力 容 器ド ーム部)

6.93MPa[gage]

約 6.91〜
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〜＋132cm）（実 績値 ）

炉心 流量41,060t／h（定格流量の85％流量）

定格流量の約 86％〜約 104％（実績値）

主蒸 気流量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 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 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 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 ， 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 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 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 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 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，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 ， 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 ， 主 蒸 気 は 遮 断さ 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，事故 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 は小さく ，評 価 項目 とな るパ ラ メー タに 与 え る影 響は な い。

60

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

給水 温度

燃料 及び 炉心216℃

約 217〜219℃

９×９燃(Ａ型)
単一炉心

装荷 炉心 ご と

44.0kW/m

約 33〜 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

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

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 方が ，印 加反 応
度が大きくなり原子炉出力が高めに推 移す る こと で，格 納 容器 圧力 及び温 度並 び にサ プレ ッシ ョ ン・プ ー
ル水温度に対して厳しい設定となる。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 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，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 。
（ 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 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 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。
（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 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

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
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 。

61

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

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 ， 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 く ， 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 。 （ 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 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，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，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 。（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 2.2〜4.7kPa[gage]（実 績値 ）

格納 容器 体積

9,800m ３

9,800m ３（設 計値 ）

サプ レッ シ ョン・
プー ル水量3,300m ３

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

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 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 水 温 よ り も 低 く なる
た め ， サ プ レ ッ シ ョ ン・ プ ー ル 水 温 度 は 低 め に 推 移 するが ， 解 析 上 サ プ レ ッ ショ ン ・ プ ー ル 水 温 度 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。
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）

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32℃

約 15〜 約 32℃（実 績値 ）

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 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水温よりも低くなる
ため，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）

62

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

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
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−−

給復水系及び原子炉再循環ポンプ
が一 定期 間 運転 を継 続す る こと で，反応度の観点で厳しい外部電源ありを 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 るた め ， 運 転 員 等 操 作 時 間 に 与 える
影響 はな い 。

原子 炉圧 力 の上 昇が 早く ，反 応度 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

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 く ， 運 転員 等 操 作 時 間 に 与 え る 影 響 は 小さ
い。

外部 電源 が ない 場合 には ，電動 給水 ポ ンプ 及び 原子 炉 再循
環ポ 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 2.5.8）
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 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。

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

解析 条件 と 最確 条件 は同 等 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。

63

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

条件 設定 の 考え 方

目

逃が し安 全弁

高圧 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 2.5.4-8

原子 炉隔 離時
冷却 系

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）

解析条件

最確 条件

逃がし弁機能7.37〜7.65MPa[gage]354.6〜367.6t／h／個
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：
145〜1,506m ３ ／h
・注水圧力：
0〜8.30MPa[dif]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〜7.86[gage]

逃がし弁 機 能7.37〜7.65MPa[gage]354.6〜367.6t／h／個
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 ：0〜1,419m ３ ／h 以上
・注水圧 力 ：0〜7.65MPa[dif]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〜7.86[gage]

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 基あたり
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 基あ 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 ）

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

逃し 弁機 能 の設 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
差異 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 差
異は 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

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 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，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。

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
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
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

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 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，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 ， 負 の 反 応 度 印 加 が 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 が ， 解 析 上 こ れ ら の パ ラ メ ータ
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 。
解 析 条 件 は 最 確 条 件 と同 等 で あ る こ と か ら ， 事 象 進 展に
差異 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 ，負の 反応 度 印 加が 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 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 。

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 差
異はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はな
い。

64

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 2.5.4-9

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，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 等の 作動 阻止 操 作と して 余 裕 時間 も含 め 1 分 を想 定し て いる 。中 央
制御 室の 制 御盤 の操 作ス 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 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 の操 作 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 。

解析 上，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 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ためこれまでの時間余裕を有している 。逃 が し安 全 弁 7
弁にて原子炉減圧をする 場合 に つい て，同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 によ 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 。

65

操作条件

添付 2.5.4-10

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 ，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，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 操作 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 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 の操 作 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 ，
限界 温 度 200℃ に対 して十分な操作時間余
裕を 有し て いる 。
（添 付資 料 2.5.9）

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。

66

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 2.5.4-11

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
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
操作は，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，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，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，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 熱系 に よる 格納 容器 除 熱操 作と 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 の操 作 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 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 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 の操 作 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 除熱操 作が 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 容器除熱操作を開始する事 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，限界温度
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操作の時間は 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。

67

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給水系の炉心入口
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 「 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」（ 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

68

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

69添付資料 2.5.5
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 2.5.5-370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 2.5.5-471添付資料 2.5.5

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／ m２ )

1

1000

2

2

1
0
0

100

200

300

事 故 後 の 時 間 (s)第 4図

事 故 後 の 時 間（ｓ）

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 2.5.5-572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

73

ン・プールへの蒸気の流入量が多くなるが，サプレッション・プー
ルを水源として使用しないため，サプレッション・プールの水量が多く維持される。このため，サプレッション・プール水温度の上昇が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 タの最大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]

約 110℃

約 115℃

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
0.62MPa[gage]（限界圧力）
を下回る
200℃を下回る

74

1400

燃料被覆管温度

1.
2.

1200

燃
料

1000
1

被
覆

管)
(℃

第1ピーク(14ノード)
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

75

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

76

1. 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 （ ％ ）2. 高 圧 炉 心 ス プ レ イ 系 （ ％ ）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 2.5.6-577

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 2.5.6-678添付資料 2.5.7
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1.

はじめに
今回の評価では，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。
今回のベースケース解析ケースでは，事象発生と同時に主蒸気隔離弁が閉止するため，原子炉で発生した蒸気が流入することでサプ
レ ッ シ ョ ン・プ ー ル 水 温 度 は 上 昇 し ，事 象 発 生 か ら 約 8 分 程 度 で 77℃ ，
28 分 程 度 で 106℃ を 上 回 り ，最 高 で 約 115℃ ま で 上 昇 す る 。こ の た め ，
高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系について，この温度領域での運転継続性について以下に述べる。

2.

高圧炉心スプレイ系の運転継続性に関する検討
高圧炉心スプレイ系は，サプレッション・プール水温度の上昇に伴うポンプのキャビテーションが想定されるものの，サプレッショ
ン・チャンバ内が飽和蒸気圧条件となることから，ＮＰＳＨの観点では運転継続性に問題ないものと考える。
また，高圧炉心スプレイ系には，高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系を用いたポンプメカニカルシール冷却装置及び高圧炉
心スプレイ系ポンプ室空調が設置されており，配管及びポンプの内部 流 体 温 度（ サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル 水 温 度 ）が 最 大 115℃ に な っ た
場合でも運転継続性に問題はない。

添付 2.5.7-1

79

3.

原子炉隔離時冷却系の運転継続性に関する検討(1)

原子炉隔離時冷却系の運転継続性
事象発生から約 8 分程度でサプレッション・プールの水温度が原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 の 最 高 使 用 温 度 で あ る 77℃ を 超 え る が ， サ プ
レ ッ シ ョ ン・プ ー ル 水 温 度 106℃ ま で の 運 転 継 続 可 能 性 を 確 認 し ている。
仮 に 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 が ，サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル 水 温 度 77℃
到達時に停止した場合の影響について感度解析により確認した。
(2)

評価条件
サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 度 77℃ 到 達 時 に 原 子 炉 隔 離 時 冷 却系が停止するものとする。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。燃料被覆管最高温度は，原子炉隔離時冷却系が自動起動する前の第 1 ピークにて発生していることから影響はない。また，ベースケースと比べて原子炉隔離時冷却系による原子炉注水が停止するタイミングが早くなることで，原子炉水位の低下に伴う自然循環による炉心流量の低下も早まる。解析上は炉心流量に依存するボロンミキシング特性について保守的な特性を使用しているため，炉心流量の低下が早まることで未臨界達成タイ
ミングが遅くなり，その分サプレッション・プール水温度及び格
納容器圧力の最大値は高くなるが，ベースケースとの差は僅かである。

添付 2.5.7-2

80

4.

まとめ
高圧炉心スプレイ系はサプレッション・プール水温度が上昇した

場合でも運転継続性に問題ないことを確認した。また，サプレッシ
ョ ン ・ プ ー ル 水 温 度 が 77℃ に 到 達 し た 時 点 で 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 が停止した場合の感度解析を実施した結果，評価項目となるパラメー
タに大きな影響はなく，評価項目を満足することを確認した。

第 1表

原子炉隔離時冷却系の有無による評価項目パラメータへの影響
項目

燃料被覆管最高温度（℃）

感度解析
ベースケース
(S/P 水温度 77℃ (S/P 水温度
にて停止)
106℃にて停止)
約 872
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 8.42

約 8.42

約 0.26

約 0.20

約 124

約 115

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 2.5.7-3

評価項目
1200℃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
0.62MPa[gage]（限界圧力）を下回る
200℃（限界温度）
を下回る

81

1400

燃料被覆管温度

燃
料

1.
2.

1200

1000

被
覆

管
(℃ )
温

第1ピーク（14ノード）
第2ピーク（17ノード）

1
800

2
1

2

600
2

度
400
（℃）

200

0
0

100

200

300

事 故
後後
のの時
事故
時 間（ｓ）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 2.5.7-4

82

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 2.5.7-583

1. 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 流 量 （ ％ ）2. 高 圧 炉 心 ス プ レ イ 系 流 量 （ ％ ）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 2.5.7-6

84

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 2.5.7-785添付資料 2.5.8
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

や原子炉再循環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，原子炉再循環ポンプが停止し，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大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 2.5.8-1

86

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 0.20

約 103

約 115

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 2.5.8-2

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
0.62MPa[gage]（限界圧力）を下回る
200℃（限界温度）
を下回る

87

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 2.5.8-3

88

1.原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 （ ％ ）2.高 圧 炉 心 ス プ レ イ 系 （ ％ ）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 2.5.8-489

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 2.5.8-5

90

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 2.5.8-6

91

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 2.5.8-7

92

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 （ ％ ）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 2.5.8-8

93

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 2.5.8-9

94

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 2.5.8-10

95添付資料 2.5.9
コ メ ン ト No.163-33,48 に 対 す る 回 答

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 2.5.9-1

96

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，事象初期の急激な出力変動に対応できるもの
ではなく，手動起動と自動起動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 大 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℃ ／ min 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 限 界 温 度（ 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と考える。
以上により，ＳＬＣについては，手動起動とすることで仮に自動化した場合に比べて時間遅れが生じるとしても，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 Ａ Ｂ Ｗ Ｒ 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。
添付 2.5.9-2

97

・「 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 run-in 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 2.5.9-3

98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
水温度最大(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℃ ／ min

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 2.5.9-4

99

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」，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。

コメント No.148-12 に対する回答(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，炉心が露出することで炉心損傷に至る。
2.8-1

100

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し，最終的な熱の逃がし場への熱の輸送を行うことにより炉心損傷及び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）
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，初期の対策として原子炉隔離時冷却系，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）及び逃がし安全弁（自動減圧機能）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による格納容器
2.8-2

101

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。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。
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，必要な要員は初動対応要員 22 名及び事象発生から 2 時間以降に期待する招集要員 6 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 5 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 13 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，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）の現場
系統構成を行う重大事故等対応要員 4 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。
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，初動対応要員 22 名及び招集要員 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。
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するとともに，再循環ポンプがトリップしたことを確認する。
2.8-3

102

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，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，津波による非常用ディーゼル発電機
海水ポンプの機能喪失により全交流電源喪失となるため，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を試み，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。
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（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，燃料域）等である。
ｄ．可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動
準備操作
外部電源が喪失している場合は，全交流動力電源喪失の確認後，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大型ポンプの準備，ホース敷設等を実施後にポンプ起動操作を実施する。
ｅ．タンクローリによる燃料補給操作
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大型ポンプへの燃料補給
2.8-4

103

を実施する。
ｆ．直流電源の負荷切離し操作
外部電源が喪失している場合は，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り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。
ｇ．逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧操作
サプレッション・プール水温度が 65℃に到達し，可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）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 弁を手動開放し，原子炉減圧を実施する。
逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧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））
逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉減圧により，原子炉圧力が可搬型代替注水大型ポンプの吐出圧力を下回ると，原子炉注水が開始されることで原子炉水位が回復する。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（可搬型））に必要な計装設
備は，原子炉水位（広帯域，燃料域），低圧代替注水系原子炉注水流量等である。
ｉ．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
2.8-5

104

囲気温度が上昇する。サプレッション・チェンバ圧力が 279kPa[gage]に到達した場合又はドライウェル雰囲気温度が 171℃に到達した場合は，現場操作にて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を実施する。また，同じ可搬型代
替注水大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に必要な計装設備は，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受電操作
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。
常設代替高圧電源装置による緊急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。
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
外部電源が喪失している場合は，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受電操作
常設代替高圧電源装置による緊急用母線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受電操作に必要な計装設備は，
Ｍ／Ｃ

２Ｃ（２Ｄ）電圧である。

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
2.8-6

105

熱
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，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，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を開始する。
残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱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。
以降は，残留熱除去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）設定点の間で維持しつつ，原子炉
注水の停止期間中に格納容器スプレイを実施する。
ｎ．使用済燃料プールの冷却操作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。

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
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。
2.8-7

106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，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」及び逃がし安全弁 1 弁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，「全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）」及び「全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）」との従属性を考慮して，高圧代替注水系及び常設代替直流電源設備を津波防護対象とするとともに，所定の時間内に低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水準備操作が完了することを確認している。
(2)

有効性評価の条件

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
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。

(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
全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）」と同様となる。
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
して除熱容量が小さくなるが，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を実施するのは，交流電源の復旧を想定する事象発生の 24 時間後であり，崩壊熱は減衰している。同じく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，これより早く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による原子炉注水及び格納容器除熱を実
2.8-8

107

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確認している。

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
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おける必要な初動対応要員は，「2.3.1（3）炉心損傷防止対策」と同様22 名である。このため，「6.2

重大事故等対策時に必要な要員の評価結果」

で示す運転員及び災害対策要員の 39 名で対処可能である。
また，必要な招集要員は 6 名であり，発電所構外から 2 時間以内に招集可
能な要員の 71 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「津波浸水による注水機能喪失」において，必要な水源，燃料及び電源の資源の評価については，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。
緊急用海水系を用いた場合の電源の資源の評価については，「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。
2.8-9

108

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，初期の対策として原子炉隔離時冷却系，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）及び逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉注水手段，安定状態に向けた対策として，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原子炉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，「2.3.1

全交流動力

電源喪失（長期ＴＢ）」と同様であり，7 日間以上の供給が可能である。
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
2.8-10109

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。

2.8-11110

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対策について（1／4）
手

順

常設設備

・原子炉スクラムを確認する。

−

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，原子炉水位が回復したことを確認する。
・主蒸気隔離弁が自動閉止したことを確認する。
・再循環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は，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，これらに失敗した場合は，早期の電源回復不能を確認する。
・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】
ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循
環ポンプトリップ
機能）

2.8-12

原子炉スクラムの確認

原子炉水位の調整操作（原子炉隔離時冷却系）【原子炉隔離時冷却系】

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，燃料域）
原 子 炉 水 位 （ SA 広 帯 域 ， 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，燃料域）
原 子 炉 水 位 （ SA 広 帯 域 ， SA燃料域）
【 原子炉 隔離時冷却系 系統 流量】】：重大 事故 等 対処 設備（ 設 計基 準拡 張）：有効性評価上考慮しない操作

111

第 2.8-1 表
操作及び確認
可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の起動準備操作
タンクローリによる燃料補給操作
直流電源の負荷切り離し操作

2.8-13

逃がし安全弁（自動減圧機能）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対策について（2／4）
手順・外部電源が喪失している場合は，全交流動
力電源喪失の確認後，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）による原子炉注水準備を開始する。
・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大型ポンプに燃料補給を実施する。
・外部電源が喪失している場合は，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り離しを実施する。
・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。
・可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代
替注水系（可搬型）の起動準備操作の完了
後，逃がし安全弁（自動減圧機能）7 弁を手動開放することで，原子炉減圧操作を実
施する。

常設設備
代替淡水貯槽

重大事故等対処設備
可搬型設備
可搬型代替注 −水大型ポンプ

計装設備

可搬型設備用軽油
タンク

タンクローリ−所内常設直流電源設備−−

逃がし安全弁（自動減圧機能）
代替淡水貯槽

可搬型代替注
水大型ポンプサ プレッ ション・プー ル水 温度
原子炉圧力
原子炉圧力（SA）【】：重大事故等対処設備（設計基準拡張）：有効性評価上考慮しない操作112

第 2.8-1 表
操作及び確認
原子炉水位の調整操作（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））

2.8-14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

津波浸水による注水機能喪失における重大事故対策について（3／4）
手順

・原子炉減圧により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）からの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。
・原子炉隔離時冷却系が停止することを確認する。
・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。
・サプレッション・チェンバ圧力が279kPa[gage]に到達したことを確認する。
・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）による格
納容器スプレイ操作を実施する。

常設代替高圧電源装置による緊急用母線受電操作

・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

・外部電源が喪失している場合は，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

常設設備
代替淡水貯槽

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 ， 燃 料
水大型ポンプ 域）
原 子 炉 水 位 （ SA 広 帯 域 ， SA燃料域）
低 圧代替 注水系原子炉 注水 流量

代替淡水貯槽

可搬型代替注
水大型ポンプ

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−

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
緊急用Ｍ／Ｃ電圧−−

常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク

−

Ｍ／Ｃ
Ｍ／Ｃ

【

２Ｃ電圧
２Ｄ電圧

】：重大 事故 等 対処 設備（ 設 計基 準拡 張）：有効性評価上考慮しない操作113

第 2.8-1 表
操作及び確認
残留熱除去系による原子炉注
水及び格納容器除熱

2.8-15
使用済燃料プールの冷却操作

津波浸水による注水機能喪失における重大事故対策について（4／4）
手順・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）による格納容器スプレイを停止する。
・残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器スプレイを実施する。
・以降，残留熱除去系により原子炉注水及び格納容器スプレイ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。
・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【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）】
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】
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）
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−【−】：重大 事故 等 対処 設備（ 設 計基 準拡 張）：有効性評価上考慮しない操作

114

（凡例）

原子炉建屋

防護対象範囲可搬型設備保管場所（高所設置）

タンクローリ

逃がし安全弁可搬型代替注水大型ポンプ

格納容器圧力逃がし装置
フィルタ装置格納槽

11m 盤接続口
高所貯水池（地下格納槽）

タービンへ
原子炉圧力容器

可搬型設備用
軽油タンク
（埋設）

※4
常設代替高圧電源装置置場（高所設置）
非常用ディーゼル発電機

2.8-16

常設代替高圧電源装置

ＧＧ

ドライウェル
代替
循環
冷却系
ポンプ

サプレッション・
チェンバ

↑

※1

→

→
残留熱除去系
海水系ポンプＢ，Ｄ（地下格納槽）※4

緊急用海水系
ポンプ→→

残留熱除去系
ポンプＡ

残留熱除去系
ポンプＢ※2←
低圧炉心スプレイ系ポンプ

※1

→

←
←
高圧代替注水系ポンプ（地下格納槽）

↑

↑

海へ ※2

残留熱除去系ポンプＣ

原子炉隔離時冷却系ポンプ

緊急用海水ポンプピット

常設低圧代替注水系
ポンプＡ及びＢ

←

※1 海へ
※2

西側接続口

サプレッション
・プール→

格納容器圧力逃がし装置※3

軽油貯蔵タンク

残留熱除去系
海水系ポンプＡ，Ｃ

→

※3

→

高圧炉心
スプレイ系ポンプ

代替淡水貯槽海
常設低圧代替注水系格納槽（地下格納槽）
復水貯蔵タンク

第 2.8-1 図

敷地に遡上する津波への防護対策概要

115

タンクローリ

可搬型代替注水
大型ポンプ
逃がし安全弁
（安全弁機能）

高所貯水池

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※4

非常用ディーゼル発電機等

Ｇ
常設代替高圧電源装置

2.8-17

Ｇ
残留熱除去系
海水系ポンプＡ，Ｃ

ドライウェル
代替
循環
冷却系
ポンプ

↑

→

→
残留熱除去系
海水系ポンプ
Ｂ，Ｄ

緊急用海水系
ポンプ→※4

常設低圧代替注水系
ポンプＡ及びＢ←→

残留熱除去系
ポンプＡ

残留熱除去系
ポンプＢ

※1 海へ

←

→
残留熱除去系ポンプＣ

←

↑

↑

海へ ※2

低圧炉心スプレイ系ポンプ

※1
※2

※3

サプレッション
・プール

軽油貯蔵タンク※1※2

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←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（1／3）（原子炉隔離時冷却系による原子炉注水段階）

116

タンクローリ

可搬型代替注水
大型ポンプ
逃がし安全弁（自動減圧機能）
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※4

非常用ディーゼル発電機等

Ｇ
常設代替高圧電源装置

2.8-18Ｇ
残留熱除去系
海水系ポンプＡ，Ｃ

ドライウェル
代替
循環
冷却系
ポンプ

↑

→

→
残留熱除去系
海水系ポンプ
Ｂ，Ｄ

緊急用海水系
ポンプ→※4

常設低圧代替注水系
ポンプＡ及びＢ←→

残留熱除去系
ポンプＡ

残留熱除去系
ポンプＢ

※1 海へ

←

→
残留熱除去系ポンプＣ

←

↑

↑

海へ ※2

低圧炉心スプレイ系ポンプ

※1
※2

※

サプレッション
・プール

軽油貯蔵タンク※1※2

格納容器圧力逃がし装置

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←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（2／3）（可搬型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）によ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）

117

タンクローリ

可搬型代替注水
大型ポンプ
逃がし安全弁（自動減圧機能）
タービンへ

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※4

非常用ディーゼル発電機等

Ｇ
常設代替高圧電源装置

2.8-19Ｇ
残留熱除去系
海水系ポンプＡ，Ｃ

ドライウェル
代替
循環
冷却系
ポンプ

↑

→

→
残留熱除去系
海水系ポンプ
Ｂ，Ｄ

緊急用海水系
ポンプ

常設低圧代替注水系
ポンプＡ及びＢ→

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

←

↑

↑

海へ ※2

低圧炉心スプレイ系ポンプ

※1
※2

※4

←

※1 海へ

→

※

サプレッション
・プール

軽油貯蔵タンク※1※2

格納容器圧力逃がし装置

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←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）

118

凡

例
：操 作・ 確 認（ 運転 員）：プ ラン ト 状態 （解 析）（解 析上 の 時刻 ）（0 秒 ）：判

敷地に遡上する津波到達 ※ １

断：操 作及 び 判断
：解 析上 考 慮し ない 操作：重 大事 故 等対 応要 員（ 現 場）
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

原子炉スクラム ※ ２ の確認

再循 環ポ ン プト リッ プの 確 認：運 転員 と 重大 事故 等対 応 要員
（現 場） の 共同 作業

原子炉水位異常低下（レベル２）設定点到達

早期 の電 源 回復 不能 の確 認 ※ ５

使用 済燃 料 プー ル
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 大型 ポン プ を用 いた低 圧代 替 注水 系（ 可搬 型 ）の起 動準 備 操作 ※ ６

原子炉水位の調整操作（原子炉隔離時冷却系） ※４

タン クロ ー リに よる
燃料 補給 操 作

（約 1 時 間）（約 3 時 間 ）直流 電源 の 負荷 切離 し操作 （中 央 制御 室）

サプレッション・プール水温度
65℃到達（約 8 時 間 ）直流 電源 の 負荷 切離 し操作 （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

原子炉水位不明
でないことの確認 ※８
水位不明ではない

水位不明

原子炉満 水 操作

原子炉水位の調整操作（低圧代替注水系（可搬型）） ※９（約 13 時間 ）サプレッション・チェンバ圧力279kPa[gage]到達
常設 代替 高 圧電 源装 置に よ る
緊急 用母 線 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

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

緊急用海水系を用いた残留熱除去系による原子炉注水及び格納容器除熱 ※ １ ０

代替 循環 冷 却系 によ る原 子 炉注 水及 び
格納 容器 除 熱Ⅰ
残 留 熱 除 去 系によ り原子炉水位 を維持し ，格納容器スプ レ
イ モ ー ド 又 はサプ レッション・ プール冷 却モードによる 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。

【有 効性 評 価の 対象 とし て いな いが 他 に 取り 得る 手 段】
Ⅰ
代替 循環 冷 却系 によ る原 子 炉注 水及 び 格 納容 器除 熱 も実 施可 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，系統流量計指示等に て確 認 する 。
※４ ：原 子 炉隔離時冷却系により，原子炉水位を原子炉水位 低（ レ ベル ３） 設 定 点か ら原 子 炉水 位高 （レ ベ ル８ ）設 定 点 の間 に維 持 する 。
※５ ：中 央 制御室からの遠隔操作により外部電源受電及び非 常用 デ ィー ゼル 発 電 機の 起動 が でき ず， 非常 用 母線 の電 源 回 復が でき な い場 合， 早期 の 電源 回復 不 能 と判 断す る 。
※ ６ ： 全 交 流 動力 電 源喪 失を 確 認し た 場 合は ， 速や か に可 搬 型 代 替 注 水 大 型 ポ ン プ を 用 い た 低 圧 代 替 注 水 系 （ 可 搬 型 ） に よ る 原 子 炉 注 水 の 準 備 を 開 始 す る 。 な お ， 可 搬 型 代 替 注 水 大 型 ポ ン プ を 用 い た 低 圧 代 替 注 水 系（可 搬型）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬 型） には 同じ 可 搬型 代替 注 水 大型 ポン プ を用 いる 。
※ ７： サ プ レッション・プール水温度がサプレッション・ プ ー ル熱 容 量 制 限（ 原 子 炉が 高 圧 の場 合 は 65℃ ） に到 達 又 は超 過 した 場 合 は， 低 圧 で 注水 可 能 な 系統 の 準 備完 了 後 に原 子 炉 減 圧操 作 を 実 施す る 。 また ， 実 際の操 作 では，原子炉圧力が低下し可搬型 代 替注水大型 ポ ン プ を 用 い た 低 圧 代 替 注 水 系 （ 可 搬 型 ） に よ る 原 子 炉 注 水 が 開 始 さ れ た 後 に 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 が 停 止 す る が ， 評 価 上 は 可 搬 型 代 替 注 水 大 型 ポ ン プ を 用いた
低圧 代替注水系（可搬型）のみによる水位回復性能 を確 認す る観 点 で， 原子 炉 減 圧開 始と 同 時に 原子 炉隔 離 時冷 却系 は 停 止す る想 定 とし てい る。
※８ ：原 子 炉水位不明は，以下により判断する。
・ド ライウェル雰囲気温度と原子炉圧力の関係が 原 子炉 水位 不明 領 域に 入っ た 場 合・原 子炉水位計の電源が喪失した場合
・原 子炉水位計のばらつきが大きく有効燃料長頂 部 以上 であ るこ と が判 断で き な い場 合
※９ ：可 搬 型代替注水大型ポンプを用いた低圧代替注水系（ 可搬 型 ）に より ， 原 子炉 水位 を 原子 炉水 位低 （ レベ ル３ ） 設 定点 から 原 子炉 水位 高（ レ ベル ８） 設 定 点の 間に 維 持す る。
※１ ０： 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 モ ー ド運 転に 切 り換 え， 原子 炉 水位 高（ レ ベ ル８ ）設 定 点に て格 納容 器 スプ レイ モ ー ド運 転に 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

1192.8-20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【 】は他作業後移動してきた要員

事象 発生
敷地 内へ の 津波 浸水 発生

責任者

発電長

1人

中央監視
運転操作指揮

補佐

副発電長

1人

運転操作指揮補佐

通報連絡者

災害対策要員2人

災害対策本部連絡
発電所外部連絡運転員(中央制御室)

運転員
(現場)

操作項目

原子 炉ス ク ラム

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
● 給水 流量 の 全喪 失 の確 認
●外部 電 源喪 失の 確 認

状況判断

2人
A，B

● 非常用ディーゼル発電機等の停止確認−

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−● ター ビン 停 止の 確 認● 原子 炉隔 離 時冷 却 系の 自動 起 動の 確 認●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● 再循 環ポ ン プト リ ップ 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

全交流動力電源
喪失の確認

【1人】
A
【1人】
B

直流電源の負荷切
り離し操作（中央制御 室）

【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

● 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 機等 の 手動 起 動操 作（ 失 敗 ）

2分

−

−

●不 要負 荷 の切 離し 操 作

外部 電 源が ない 場 合 に実施す る

6分

第 2.8-4 図

外部 電 源が ない 場 合 に実施す る

津波浸水による注水機能喪失の作業と所要時間(1／2)

2.8-21120

津波 浸水 に よる 注水 機能 喪 失
経 過時 間（ 時 間）
4

8

12

8時間

16

20

24

28

32

36

40

備 考

直流電源の負荷切り離し操作（現場）実施箇所・必要要員数

8時間 1分
【 】は他作業後移動してきた要員

操作項目

原子 炉減 圧開 始

操作の内容

約13時間

サプ レッ ショ ン ・チ ェン バ 圧 力279kPa[gage]到達

24時 間

原子炉水位の調整操作（原 子炉隔 離時
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） の起動 準備操作

運転員（中央制御室）運転員（現場）

重大事故等対応要員
（現場）

【1人】
A

−

−

−

−

8人
a〜h
【2人】
a,b
4人
i〜l

24時 間25分●可 搬 型代 替注 水 大 型ポン プ 準 備，高 所 淡 水池 か らの ホー ス 敷設 等

−

−

2人
C,D

−

−

2人
（招集）

逃がし安全弁（自動減圧機 能）に よる
原子炉減圧操作

【1人】
B

−

−

原子炉水位の調整操作（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））

−

【2人】
C,D

【2人】
i,j

−

1人
E

1人
m

●不 要 負荷 の切 り 離 し操作

160 分
起動 後， 適 宜監 視

●可 搬 型代 替注 水 大 型ポン プ 起 動操作

125 分●原子炉注水のための系統構成

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●可 搬 型設 備用 軽 油 タンク か ら タンク ロ ー リへ の 補給

適宜 実施

●可搬型代替注水大型ポンプへの給油

直流電源の負荷切り離し操作（現場）

常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電準備操作

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●逃がし安全弁（自動減圧機能）7弁の開放操作

1分
系統 構成 後 ，適 宜流 量調 整

●原子炉注水の流量調整−−●非 常 用母 線受 電 準 備

35 分

−

【1人】
E

【1人】
m

●非常 用 母線 受電 準 備

70 分●格納容器スプレイのための系統構成

【1人】
E

【1人】
m

−

4人
（招集）

●格納容器スプレイの流量調整

【1人】
B

−

−

常設代替高圧電源装置による非常用母線受電操作

【1人】
B

−

−

外部 電 源 がな い 場合 に実
施する

50 分

【1人】
B

常設代替高圧電源装置による緊急用母線受電操作

外部 電 源 がな い 場合 に実
施する

175 分
系統 構成 後 ，適 宜流 量調 整

●常設代替高圧電源装置2台起動及び緊急用母線への受電操作

8分●非常用母線受電

【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台追加起動

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

外部 電 源 がな い 場合 に実施する

5分●緊急用海水系の起動操作

20 分●残留 熱 除去 系に よ る原 子 炉注 水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 え操作を実施し， 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

●残 留熱除去系に よる原子炉注 水及び 格納容器ス プレイ操 作の 交互運
転

−

−

【2人】
k,l

【1人】
A

−

−

2人
A,B

3人
C,D,E

13人 a〜 m及び 招 集6人

使用済燃料プールの冷却操作

必要要員合計緊 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●原 子 炉隔 離時 冷 却 系によ る 原 子炉注 水 の 調整 操 作−

タンクローリによる燃料補給操作

非 常用 母線 受電●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

適宜 実施

15 分

●代替 燃 料プ ール 冷 却系 起 動操 作

第 2.8-4 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
解析上考慮 しない
約25時間ま でに実施 する

津波浸水による注水機能喪失の作業と所要時間(2/2)

2.8-22121

添付資料 2.8.1
基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する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となると考えられる設備として，以下の設備を選定する。なお，ここで発電用
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。

添付 2.8.1-1

122

（1）設備要求に係る条文であ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（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」の有効性評価において，その機能に期待する重大事故等対処設備（設計基準拡張）※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），11m 盤接続口についても津波防護の対象とする

選定した津波防護対象について，第 1 表に示す。

3.

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（第 1 表）は，以下の施設等に内包されることから，これらの施設を敷地に遡上する津波から防護する。
・ 原子炉建屋
・ 緊急用海水ポンプピット（地下格納槽）
・ ＳＡ用海水ピット取水塔
・ 格納容器圧力逃がし装置フィルタ装置（地下格納槽）
・ 常設低圧代替注水系格納槽（地下格納槽）
・ 軽油貯蔵タンク（地下式）
・ 東側接続口及び西側接続口（地下格納槽）
・ 常設代替高圧電源装置置場
・ 可搬型設備保管場所（西側及び南側）
・ 緊急時対策所
添付 2.8.1-2

123

・ 11m 盤接続口

敷地に遡上する津波からの施設の防護に当たっては，防潮堤により敷地への浸水量を抑制し，その上で，以下の対策を実施する。
ａ．建屋・壁により津波による影響から防護
原子炉建屋等の津波防護対象を内包する建屋・壁については，万一，当該建屋・壁内に浸水した場合には，同時に重要機能の喪失に至るリスクがあることから，浸水経路（扉，貫通部等）を特定し，それぞれに対して，十分高い位置まで浸水防止対策（水密扉の設置，貫通部止水処置等）を実施する。
【対象】
①

原子炉建屋

②

緊急用海水ポンプピット（地下格納槽）③

格納容器圧力逃がし装置フィルタ装置（地下格納槽）④

常設低圧代替注水系格納槽（地下格納槽）⑤

軽油貯蔵タンク（地下式）⑥

西側接続口（地下格納槽）

ｂ．津波による影響に対して機能維持できるよう設計
緊急用海水ポンプピット（地上敷設部）等の建屋・壁に内包されない
津波防護対象については，敷地に遡上する津波による浸水経路がなく，機能に影響がないよう設計するとともに，点検路等の浸水経路がある場
合は，それに対して浸水防止対策（止水処置等）を実施する。
【対象】⑦

緊急用海水ポンプピット（地上敷設部）⑧

格納容器圧力逃がし装置フィルタ装置（地上敷設部）
添付 2.8.1-3

124

⑨

ＳＡ用海水ピット取水塔

⑩

東側接続口

ｃ．津波による影響のない高所に設置
敷地浸水評価結果から求めた近傍の最大浸水深より高所に津波防護対象を設置する。
【対象】⑪

常設代替高圧電源装置置場⑫

可搬型設備保管場所（西側及び南側）⑬

緊急時対策所⑭11m盤接続口

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，津波防護対象に対し波及的影響を与えないよう，漂流防止措置，倒壊防止措置又は津波防護対象に対して防護対策を実施する。

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 2.8.1-4

125

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・高圧代替注水系
第４５条
・ほう酸水注入系（原子炉 冷却 材圧力 バウンダ
リ高 圧 時に発 電用 原子炉を【設計基準拡張】
冷却するための設備）
・原子炉隔離時冷却系
・逃がし安全弁・過渡時自動減圧機能
第４６条
・逃がし安全弁用可搬型蓄電池（原子炉 冷却 材圧力 バウンダ
（逃がし安全弁機能回復（可搬型代替直流電源供給））
リを減圧するための設備）
・高圧窒素ガスボンベ（逃がし安全弁機能回復（代替窒素供給））
・低圧代替注水系（可搬型）・低圧代替注水系（常設）第４７条
・代替循環冷却系（原子炉 冷却 材圧力 バウンダ
リ低 圧 時に発 電用 原子炉を【設計基準拡張】
冷却するための設備）
・残留熱除去系（低圧注水系）
・残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）
・緊急用海水系
・格納容器圧力逃がし装置
第４８条
・耐圧強化ベント系（最終ヒ ート シンク へ熱を輸送するための設備）【設計基準拡張】・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
・代替循環冷却系（原子炉 格納 容器内 の冷却等のための設備）【設計基準拡張】・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）
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 2.8.1-5

126

第1表

津波防護対象（2／3）

設置許可基準規則

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

添付 2.8.1-6

127

第1表
設置許可基準規則

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

添付 2.8.1-7

128

第1図

津波防護対象の配置図

添付 2.8.1-8129添付資料 2.8.2
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 2.8.2-1

130

(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 2.8.2-2

131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 限 界 温 度 （ 200℃ ）及 び 限 界 圧 力 （ 620kPa[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 2.8.2-3

132