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柏崎刈羽原子力発電所6号及び7号炉審査資料
資料番号
KK67-0059 改10
提出年月日
平成28年3月25日

柏崎刈羽原子力発電所 6号及び7号炉

確率論的リスク評価，事故シーケンスグループ
及び重要事故シーケンス等の選定について（指摘事項に対する回答）

平成28年3月
東京電力株式会社

新規制基準適合性審査に関する事業者ヒアリング（70）（平成 26 年 9 月 22 日）
1. 指摘事項
内閣府にて発表した日本海側の津波評価結果を反映させること。
2. 回答
基準津波の策定にあたって，国土交通省・内閣府・文部科学省による「日本海における大規模地震に関する調査検討会 報告書（平成 26 年 9 月）」の結果を反映したモデルで数値シミュレーションを実施し，当社基準津波を下回ることの確認している。確認結果を添付資料 1（2015 年 12 月 11 日審査会合資料 p.114〜p.117 抜粋）に示す。
確率論的津波ハザードにおいては，海域の活断層や日本海東縁部の地震について，連動を考慮した評価を実施しており，報告書に示されている規模の断層及び断層の連動は，その中に包含されている。
（添付資料 2：2016 年 1 月 29 日審
査会合資料 p.34,38,40,42,43,44 抜粋）

新規制基準適合性審査に関する事業者ヒアリング（70）（平成 26 年 9 月 22 日）
1. 指摘事項
波源別の寄与度を説明すること。
2. 回答
基準津波策定位置における津波ハザード曲線の波源別の寄与度について，添付資料 3（2016 年 1 月 29 日審査会合資料 p.60 抜粋）に示す。寄与度としては，基準津波の波源となっている日本海東縁部並びに確率論的津波ハザード評価で考慮している想定Ｄ断層が高い。

補足1-1

新規制基準適合性審査に関する事業者ヒアリング（70）（平成 26 年 9 月 22 日）
1. 指摘事項
浸水経路を網羅的に考慮して浸水評価すること。
2. 回答
建屋の浸水口高さについては敷地地盤高さが 12m であることから，敷地地盤
高さ以下で浸水する海水取水口からの浸水経路（T/B 地下 1 階マンホール（T.P.+3.5m））を確認し，PWD においても T/B における溢水伝播経路の調査を重点的に実施した。
また今回の津波 PRA 評価は津波対策実施前の評価であることから，定性的評価（建屋外郭の開口部（貫通部）から津波が流入した場合には，同一建屋の同一フロア全体が同時に浸水するものとして評価）でもプラントへの影響は同定・評価できることから，詳細な溢水伝播評価は不要とした。

新規制基準適合性審査に関する事業者ヒアリング（72）（平成 26 年 9 月 25 日）
1. 指摘事項
E-LOCA 時の PCV 健全性に関わる解析を検討すること。
2. 回答
大破断 LOCA を超える規模の損傷に伴う冷却材喪失が生じた場合について，添付資料 4 に示す通り，原子炉への注水に期待する注入ライン以外の全てのラインで配管破断が生じることを想定し，最も少ない注入ラインで炉心損傷防止又は格納容器破損防止を達成可能な条件を調査した。
その結果，著しい炉心損傷の防止を達成するには高圧炉心注水系 2 系列，格納容器破損防止を達成するには高圧炉心注水系 1 系列が必要なことを確認した。

補足1-2

新規制基準適合性審査に関する事業者ヒアリング（72）（平成 26 年 9 月 25 日）
第 250 回原子力発電所の新規制基準適合性に係る審査会合（平成 27 年 7 月 16日）
1. 指摘事項
・建屋破損を定量的に説明が可能か検討すること。
・地震特有の事故シーケンスの検討について定量的な説明の可否について検討を行うこと。
2. 回答①地震 PRA 特有の事故シーケンスの現状の扱い
地震 PRA では，以下の(1)〜(5)に示す地震特有の事故シーケンスが抽出されている。これらについては，プラントへの影響に不確かさが大きく，具体的なシーケンスを特定することが困難なことから，炉心損傷直結事象として整理している。
(1) Excessive LOCA
(2) 計測・制御系喪失(3) 格納容器バイパス(4) 格納容器・圧力容器損傷(5) 原子炉建屋損傷
一方，これらの事故シーケンスグループについては，事象発生後のプラントへの影響をより詳細に分析することで，炉心損傷を回避できる場合も抽出されると考えられることから，評価を詳細化することで，(1)〜(5)の各事故シーケンス
グループの炉心損傷頻度は現在の値よりも低下すると推定される。
本評価では，(1)〜(5)の各事故シーケンスグループの評価を詳細化した場合の炉心損傷頻度の変化及び全炉心損傷頻度への寄与割合の変化について，定量的に確認することを目的とする。
②詳細化の概要
各事故シーケンスグループに対して実施した評価の詳細化の内容は添付資料
5 に示す通りであるが，今回の詳細化では，これまで整備してきたアクシデント
マネジメント策や福島第一原子力発電所事故以降に実施した各種対策等による炉心損傷防止には期待していないことから，添付資料 5 のうち，考慮したモデ
ル及び考慮しないモデルを以下に示す。
(1) Excessive LOCA
・添付資料 5 の 2.4 のモデルを考慮する。但し，表 5 に示す，格納容器ベントを用いた除熱については考慮しない。
(2) 計測・制御系喪失
・添付資料 5 の 2.5 及び 2.6 のモデルを考慮する。

補足1-3

(3) 格納容器バイパス・添付資料 5 の 2.9 のモデルを考慮する。添付資料 5 の 2.9.1 及び 2.9.2 では，格納容器バイパス発生後，短時間の HPCF による原子炉注水には期待できるものの，その後の格納容器バイパスに伴う原子炉建屋内への冷却材の流出・伝播により，原子炉建屋最地下階の低圧注水系や残留熱除去系
格納容器スプレイモードには期待できないものとし，MUWC による原子炉注水及び格納容器ベントを用いた除熱をモデル化しているが，これについては考慮しない。
(4) 格納容器・圧力容器損傷
・添付資料 5 の 2.3 のモデルを考慮する。
(5) 原子炉建屋損傷
・添付資料 5 の 2.1 のモデルを考慮する。但し，評価上の仮定に示す，消防車を用いたシナリオ①については考慮しない。
・添付資料 5 の 2.2 のモデルを考慮する。
(6) その他
・添付資料 5 の 2.7，2.8，2.10〜2.17 のモデルは考慮しない。
③炉心損傷頻度の変化及び全炉心損傷頻度への寄与割合の変化②のモデルを考慮した結果，地震特有の事故シーケンスの炉心損傷頻度は表 1の通りに変化した。また，これらの事故シーケンスグループの炉心損傷頻度の合計は，7.3×10-7/炉年であり，全炉心損傷頻度の 2.4×10-4/炉年の 0.3%となった。
以上の通り，地震特有の事故シーケンスについては，事象発生後のプラントへの影響をより詳細に分析することで，実際には炉心損傷に至らない場合が確認され，その炉心損傷頻度は低下する傾向にあることを確認した。
表1

炉心損傷直結シナリオの頻度比較

炉心損傷シーケンス

ベースケース

詳細評価

RBR

3.8E-6

6.5E-8PCVR

8.9E-7

3.0E-8BYPASS

1.2E-7

2.6E-7*CI

6.9E-8

1.6E-7*LOCA

8.2E-7

2.1E-7合計

5.7E-6

7.3E-7* 詳細評価によりヘディングの条件付失敗確率は減少する
ものの，前段のヘディングの成功確率が増加したことにより炉心損傷頻度が増加

補足1-4

第 142 回原子力発電所の新規制基準適合性に係る審査会合（平成 26 年 9 月 30日）
1. 指摘事項
津波の発生源に関して、海底地滑りとの重畳について説明すること。
2. 回答
確率論的津波ハザード評価にあたっては，「基準津波及び耐津波設計方針に係る審査ガイド(2013)」，「日本原子力学会(2012)：原子力発電所に対する津波を起因とした確率論的リスク評価に関する実施基準」，「土木学会(2011)：確率論
的津波ハザード解析の方法」に基づき，地震による津波を対象とし評価を実施している。なお，基準津波の策定にあたっては，「基準津波及び耐津波設計方
針に係る審査ガイド(2013)」に基づき，地震による津波と海底地すべりによる津波の組み合わせの影響を数値シミュレーションにより検討している。検討結果を添付資料 6（2015 年 12 月 11 日審査会合資料 p.56, 86, 94 抜粋）に示す。

第 142 回原子力発電所の新規制基準適合性に係る審査会合（平成 26 年 9 月 30日）
1. 指摘事項
津波に伴う砂の堆積が海水の取水性へ与える影響について，定量的に説明す
ること。
2. 回答
基準津波の策定にあたって，海底砂移動の影響を数値シミュレーションにより検討している。検討結果を添付資料 7（2015 年 12 月 11 日審査会合資料
p.128〜p.136 抜粋）に示す。６，７号炉取水口前面の最高堆積厚さは約 0.6m であり，取水路の高さ（5m 程度）に対して十分小さく，取水への影響はない。

補足1-5

添付資料1

補足1-6

補足1-7

添付資料2

補足1-8

補足1-9

補足1-10

添付資料3

補足1-11

添付資料 4

大破断 LOCA を超える規模の LOCA が発生した場合の ECCS 注水機能による炉心損傷防止の成立性及び原子炉格納容器の健全性
地震 PRA では，地震に伴って LOCA が発生するシーケンスが抽出されており，これを保守的に ECCS 性能を上回る冷却材の流出を生じる LOCA(Excessive-LOCA)として整理している。1
事故シーケンスグループ及び重要事故シーケンスの選定において示したとおり，大破断
LOCA に ECCS 注水機能の喪失が重畳する場合，国内外の先進的な対策を考慮しても炉心損傷を防止できない。このため，重大事故等対策の有効性評価における重大事故の評価項目「雰囲気圧力・温度による静的負荷(格納容器過圧・過温破損)」において，格納容器破損防止対策の有効性を評価している。
大破断 LOCA を超える規模の LOCA2に ECCS 注水機能の喪失が重畳する場合について
は，大破断 LOCA の場合と同様に，国内外の先進的な対策を考慮しても炉心損傷を防止できないと整理できるが，大破断 LOCA を超える規模の LOCA に対し，注入ラインでの破断が生じていない ECCS での原子炉注水に期待する場合については，大破断 LOCA を超える
規模の LOCA であっても炉心損傷を防止できる可能性があるものと考えられる。また，大破断 LOCA の場合と同様に格納容器破損防止を図ることができるかについては，破断口の大きさが格納容器圧力・温度に与える影響に着目して評価する必要がある。
ここでは，炉心損傷防止及び格納容器破損防止が可能な LOCA の規模を評価する。
1. 評価内容(1) 炉心損傷防止
炉心損傷を防止可能な LOCA の規模を確認する観点から，原子炉圧力容器に接続される配管及び機器を対象とし，原子炉圧力容器に注水可能な配管が最も少なく，かつ，他の全ての配管において破断が生じ，原子炉圧力容器に接続される機器に原子炉冷却材の漏洩を伴う損傷が生じた場合を仮定し，炉心損傷を防止可能な条件を確認した。
評価条件を表 1 に，評価結果を表 2 に示す。評価の結果，高圧炉心注水系(以下，「HPCF」という。)1 系列(注水量 727m3/h(0.69MPa[dif]において))で注水する場合及び残留熱除去系(低圧注水モード)(以下，「LPFL」という。)1 系列(注水量 954m3/h(0.27MPa[dif]において))で注水する場合は，燃料被覆管最高温度が 1200℃を超え，炉心損傷に至る結果となったが，HPCF2 系列で注水する場合，HPCF1 系列と LPFL1 系列で注水する場合，LPFL2 系列で注水する場合には，原子炉圧力容器に繋がる他の全ての配管が破断し，原子炉圧力容器に接実際には，大規模な地震において LOCA が発生した場合であっても，破断の規模や使用可能な緩和設備の状況によっては，炉心損傷を防止できる可能性も考えられるが，原子炉冷却材圧力バウンダリの損傷の規模や緩和系に応じた事象収束の評価が困難なため，保守的に Excessive LOCA 相当の LOCA が発生するものとし，炉心損傷に直結する事象として抽出している。
2 ECCS による炉心損傷防止に期待できない Excessive LOCA と設計基準事故において任意の 1 個所で生じるものとしている大破断 LOCA の間の規模の LOCA。複数本の配管破断等を考慮。
1

補足1-12

続される機器に原子炉冷却材の漏洩を伴う損傷が生じていても，燃料被覆管最高温度が1200℃を超えることはなく，炉心の著しい損傷を防止できることを確認した。HPCF2 系列で注水した場合(炉心の著しい損傷の防止に成功する場合)の評価結果を図 1 に，HPCF1 系
列と LPFL1 系列で注水した場合(炉心の著しい損傷の防止に成功する場合)の評価結果を図2 に，LPFL2 系列で注水した場合(炉心の著しい損傷の防止に成功する場合)の評価結果を
図 3 に示す。
但し，HPCF2 系列で注水した場合及び LPFL2 系列で注水した場合に炉心損傷防止が可能な条件は，評価上，制御棒駆動機構の損傷割合については約 75%(153 本程度)までとなった。
しかしながら，大規模な地震による荷重を受けた場合の制御棒駆動機構への荷重の加わり方は制御棒駆動機構の接続位置によって異なり，全ての制御棒駆動機構が等しく損傷するとは考えにくい3と工学的に判断し，柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉の地震 PRAのモデルでは，制御棒駆動機構及び原子炉冷却材再循環ポンプが損傷し，注水可能な HPCF
及び LPFL のうちいずれかの 2 系列を除く全ての配管で破断が生じていても炉心損傷を防止できるものとして，大破断 LOCA を超える規模の LOCA の成功基準を設定した。
評価の結果，HPCF2 系列を除く全ての配管で破断が生じ，原子炉圧力容器に接続される機器に原子炉冷却材の漏洩を伴う損傷が生じた場合であっても，HPCF2 系列で原子炉に注水することにより，炉心損傷を防止できることを確認した。
なお，原子炉圧力容器に接続される系統及び機器について，地震に対する相対的な大小関係を確認するため，その HCLPF(低い損傷確率(5%損傷確率)であることが高い信頼度(95%信頼度)で推定できる地震加速度)を比較した。各系統及び機器の HCLPF を表 3 及び表 4 に示す。地震動を受けた際，必ず HCLPF の低いものから損傷するものではないが，仮にHCLPF の低いものから損傷するとした場合，表 3 に示す 6 号炉では，残留熱除去系配管(残留熱除去系及び LPFL)の HCLPF が比較的高いことから，地震によって原子炉圧力容器に接続される系統及び機器の多くから原子炉冷却材の流出が生じる場合おいて，残留熱除去系が機能を維持し，LPFL2 系列で注水する状況が想定し得る。一方，表 4 に示す 7 号炉
では原子炉注水に寄与する系統が先に機能を喪失することから，表 2 の評価結果で示した
HPCF 及び LPFL のうちいずれかの 2 系列が機能を維持し，他の殆どの箇所から原子炉冷却材の流出が生じる状況は想定し難いと考えられる。このため，7 号炉では制御棒駆動機構
及び原子炉冷却材再循環ポンプの損傷に伴う原子炉冷却材の流出を考慮することの必要性

3

例えば，原子炉圧力容器底部の接続位置から機器の下端までが長い，原子炉圧力容器外周部の制御棒駆動機構と，原子炉圧力容器底部の接続位置から機器の下端までが短い，原子炉圧力容器中心部の制御棒駆動機構(図 5 参照)では，接続位置から制御棒駆動機構の下端までの長さによって固有振動数が異なり，また，同じ地震動を受けた際に加わるモーメントも異なることから，地震により全ての制御棒駆動機構が等しく損傷する状況は考えにくい。接続位置から制御棒駆動機構の下端までの長さに着目し，固有振動数や同じ地震動を受けた際に加わるモーメントが同等となる制御棒駆動機構の数を考えると，最外周
及びその近傍の制御棒駆動機構に着目する場合にその数が多くなる。この場合の制御棒駆動機構の数が全体の約 40%にあたる 80 本程度であることを踏まえると，制御棒駆動機構が損傷する場合に，同時に損傷するとみなす割合としては約 40%と整理することも考えられる。

補足1-13は小さく，配管の破断のみを考慮するとしても問題無いものと考えられる。
(2) 格納容器破損防止
格納容器破損を防止可能な LOCA の規模を確認する観点から，原子炉圧力容器に注水可
能な配管が最も少なく，かつ，他の全ての配管において破断が生じた場合を仮定し，格納容器破損を防止可能な条件を確認した。対象箇所の考え方は(1)の炉心損傷防止と同じである。
評価条件を表 5 に，評価結果を図 4 に示す。評価の結果，LOCA 後に格納容器圧力の急
激な上昇が生じるものの，HPCF1 系列を除いた全ての配管が破断しても格納容器圧力は限界圧力(0.62MPa[gage])を上回らないことを確認した。
この後の対応として，HPCF1 系列による原子炉注水に期待できる場合には，HPCF1 系
列によって炉心を再冠水するとともに，低圧代替注水系（常設）を用いて原子炉格納容器内にスプレイを実施することで，原子炉格納容器の過圧破損を防止できる。また，HPCF1 系
列(HPCF ポンプ)による原子炉注水に期待できない場合には，HPCF のラインから低圧代
替注水系（常設）を用いて原子炉に注水する対応が考えられるが，原子炉圧力容器の底部からの原子炉冷却材の流出により，炉心を再冠水することができず，原子炉格納容器は過温破損に至る。
評価の結果，HPCF1 系列を除く全ての配管で破断が生じた場合であっても，HPCF1 系
列で原子炉に注水し，代替格納容器スプレイ冷却系で原子炉格納容器の除熱を実施することにより，格納容器破損を防止できることを確認した。
以

補足1-14上補足1-15−−

HPCF1 系列※2 LPFL1 系列※3 HPCF2 系列※2−

1200℃を超える

1200℃を超える
−

評価条件②

評価条件①

※ 判断基準は満足するものの，一部の燃料被覆管の破裂を伴う。

燃料被覆管酸化割合最大値

燃料被覆管最高温度

項目

約 898℃
約 1.7%

約 7.6%

評価条件④※
約 1153℃

評価条件③※

表 2 主要評価結果(炉心損傷防止)※3 原子炉水位低(レベル 1)にて自動起動, 注水流量 954m3/h(0.27MPa[dif]において)※2 原子炉水位低(レベル 1.5)にて自動起動, 注水流量 727m3/h(0.69MPa[dif]において)

153/205

10/10

0/2
1/1
8/8

3/3

通常水位
4/4
2/2
2/2

評価条件⑤

約 9.7%

約 1195℃

評価条件⑤※

HPCF1 系列※2
LPFL2 系列※3
LPFL1 系列※3

205/205

10/10

10/10
153/205

1/2
1/1
8/8

3/3

通常水位
4/4
2/2
1/2

評価条件④

2/2
1/1
8/8

3/3

通常水位
4/4
2/2
0/2

評価条件③

※1 配管の破断のみで炉心損傷を防止できないことが確認されたため，原子炉圧力容器に接続される機器の損傷は考慮していない。

原子炉注水

1/2
1/1
8/8

2/2
1/1
8/8

−

3/3

3/3

−

通常水位
4/4
2/2
2/2

通常水位
4/4
2/2
1/2

原子炉の初期水位・主蒸気配管(700A×4 ライン)・給水配管(300A×2 ライン)
・HPCF 注入配管(200A×1 ライン)・残留熱除去系吸込配管(350A×1 ライン, 300A×2 ライン)
想定破断 ・LPFL 注入配管(200A×2 ライン)
箇所 ・底部ドレン配管(65A×1 ライン)・底部計装配管(32A×8 ライン)・原子炉冷却材再循環ポンプ(モータケーシングからの漏洩)
・制御棒駆動機構(ハウジング貫通孔からの漏洩)

評価条件②※1

評価条件①※1

項目

表 1 主要評価条件(炉心損傷防止)

15%以下

1200℃以下判断基準−

漏洩面積の考え方は別紙参照ノズル形状等を流路面積に反映−

備考

表 3 原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する機器のフラジリティ(6 号炉)
HCLPF

機器名
原子炉冷却材浄化系配管

2.96

残留熱除去系配管(残留熱除去系及び LPFL)

1.84

主蒸気配管

1.81

制御棒駆動機構ハウジング貫通孔

1.80

原子炉冷却材再循環ポンプ(RIP)モータケーシング

1.55

原子炉冷却材再循環ポンプ貫通孔

1.38

給水系配管

1.12

HPCF 配管1.10

表 4 原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する機器のフラジリティ(7 号炉)
HCLPF

機器名
制御棒駆動機構ハウジング貫通孔

2.88

原子炉冷却材再循環ポンプ貫通孔

2.74

原子炉冷却材浄化系配管

1.62

原子炉冷却材再循環ポンプ(RIP)モータケーシング

1.60

給水系配管

1.50

HPCF 配管

1.44

主蒸気配管

1.22

残留熱除去系配管(残留熱除去系及び LPFL)

1.15

補足1-16

補足1-17

通常水位
4/4
2/2
1/2
3/3
2/2
1/1
8/8
−
−
HPCF1 系列※2
代替格納容器スプレイ系※3

評価条件

−

−

ノズル形状等を流路面積に反映−

備考※3 格納容器圧力 0.465MPa[gage]到達でスプレイ開始, スプレイ流量 140m3/h※2 原子炉水位低(レベル 1.5)にて自動起動, 注水流量 727m3/h(0.69MPa[dif]において)口を考慮しても原子炉水位維持は十分に可能であることを考慮したためである。

LOCA 後の格納容器圧力の上昇に与える影響が小さいと考えられること，及び，炉心損傷後の原子炉水位維持の観点では，HPCF で注水するため仮に当該箇所からの流出※1 原子炉冷却材再循環ポンプ及び制御棒駆動機構の損傷による流出の影響は考慮の対象から除外した。これは当該箇所の流出口面積が大口径配管の口径に比べて小さく，

想定破断箇所

原子炉の初期水位・主蒸気配管(700A×4 ライン)・給水配管(300A×2 ライン)
・HPCF 注入配管(200A×1 ライン)・残留熱除去系吸込配管(350A×1 ライン, 300A×2 ライン)
・LPFL 注入配管(200A×2 ライン)
・底部ドレン配管(65A×1 ライン)・底部計装配管(32A×8 ライン)・原子炉冷却材再循環ポンプ(モータケーシングからの漏洩)※1
・制御棒駆動機構(ハウジング貫通孔からの漏洩)※1
原子炉注水
原子炉格納容器除熱項目

表 5 主要評価条件(格納容器破損防止)

原子炉圧力(MPa[abs])

事故後の時間(s)原子炉水位(シュラウド内水位)(m)a. 原子炉圧力の推移

有効燃料棒頂部

有効燃料棒底部事故後の時間(s)b. 原子炉水位(シュラウド内水位)の推移

燃料被覆管最高温度(℃)

1200℃

事故後の時間(s)c. 燃料被覆管最高温度の推移(PCT 発生位置)
図 1 主要評価結果(炉心損傷防止, HPCF2 系列による原子炉注水時)

補足1-18

原子炉圧力(MPa[abs])

事故後の時間(s)原子炉水位(シュラウド内水位)(m)a. 原子炉圧力の推移

有効燃料棒頂部

有効燃料棒底部事故後の時間(s)b. 原子炉水位(シュラウド内水位)の推移

燃料被覆管最高温度(℃)

1200℃

事故後の時間(s)c. 燃料被覆管最高温度の推移(PCT 発生位置)
図 2 主要評価結果(炉心損傷防止, HPCF1 系列と LPFL1 系列による原子炉注水時)

補足1-19原子炉圧力(MPa[abs])

事故後の時間(s)原子炉水位(シュラウド内水位)(m)a. 原子炉圧力の推移

有効燃料棒頂部

有効燃料棒底部事故後の時間(s)b. 原子炉水位(シュラウド内水位)の推移

燃料被覆管最高温度(℃)

1200℃

事故後の時間(s)c. 燃料被覆管最高温度の推移(PCT 発生位置)
図 3 主要評価結果(炉心損傷防止, LPFL2 系列による原子炉注水時)

補足1-20ドライウェル

格納容器圧力(MPa[gage])

サプレッション・チェンバ

0.620MPa[gage](限界圧力(2Pd))
0.465MPa[gage](1.5Pd)

事故後の時間(h)1) 格納容器圧力の推移

ドライウェルサプレッション・チェンバ

格納容器温度(℃)

200℃(限界温度)

事故後の時間(h)2) 格納容器温度の推移
a. 事象発生から 16 時間後までの各パラメータの推移

格納容器圧力(MPa[gage])

0.620MPa[gage](限界圧力(2Pd))
ドライウェルサプレッション・チェンバ

0.231MPa[gage]
0.310MPa[gage](設計圧力(1Pd))

事故後の時間(m)b. 事象発生から 3 分後までの格納容器圧力の推移
図 4 主要評価結果(格納容器破損防止, HPCF1 系列による原子炉注水時)

補足1-21

図 5 原子炉圧力容器下部における制御棒駆動機構(CRD)ハウジングの接続状況

補足1-22

別紙
原子炉圧力容器下部の原子炉冷却材流出箇所の想定
設計基準事故や重大事故の評価では，目的に照らして最も厳しい配管の両端破断を想定
し，原子炉冷却材喪失事故(LOCA)後の事象進展を評価している。
大破断 LOCA を超える規模の LOCA を考える場合，上記の事故評価で想定する箇所に加え，あらゆる箇所からの原子炉冷却材の漏洩を想定する。原子炉圧力容器から原子炉冷却材の流出が生じる場合，配管の破断や漏洩による流出のほか，原子炉圧力容器に接続されている機器の損傷に伴う流出が考えられる。
柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉における，重大事故等対処設備(各種アクシデント
マネジメント策)を考慮した場合の地震 PRA(状態 E)では，大破断 LOCA を超える規模のLOCA について，以下の観点で流出箇所及び破断口面積を設定し，事象進展解析を行うことでその成功基準を設定している。
・配管
原子炉圧力容器への注水に用いる配管を除いて全て両端破断するものとした。
・原子炉圧力容器に接続されている機器
原子炉冷却材再循環ポンプ及び制御棒駆動機構について，大規模地震による荷重を受けた場合に損傷し，原子炉冷却材の流出に繋がると考えられる最弱部位を選定し，損傷の際に生じると考えられる原子炉冷却材の流出量を設定した。
配管について想定する流出箇所及び流出口径は表 1 の通りである。
原子炉圧力容器に接続されている機器については，別紙図 1 の流れで流出箇所及び破断口面積を設定した。対象とする機器としては，別紙図 2 の通り，原子炉冷却材再循環ポンプ
及び制御棒駆動機構が抽出された。次に，原子炉冷却材再循環ポンプ及び制御棒駆動機構の流出箇所として，それぞれ地震 PRA のフラジリティ評価において選定している部分(最弱部位)を設定し，原子炉冷却材再循環ポンプについてはモータケーシング及びモータケーシ
ング付け根部，制御棒駆動機構については CRD ハウジングとスタブチューブの溶接部とした。原子炉冷却材再循環ポンプの流出口面積は，別紙図 3 の通り 1 台当たり 7.2cm2 とし，制御棒駆動機構の流出口面積は，別紙図 4 の通り 1 台当たり 0.6cm2 とした。原子炉圧力容器に接続されている機器についての流出口面積の設定結果を別紙表 1 に示す。
以

補足1-23上別紙表 1 配管以外の流出想定箇所と破断口面積
抽出した機器地震 PRA におけるフラジリテ
ィ評価対象

原子炉冷却材
再循環ポンプ

RIP モータケーシング(モータカバー，冷却配管等
RIP モータケー
10 台分で約 72cm2が損傷し，モータケーシング 約 7.2cm2
シング
直径約 9.6cm 相当の付け根から流出するモードを想定)
モータケーシングと同時破損の場合，流出経路
RIP ハウジング
2
モータケーシングの付け根
約 1.6cm が重複するため，破断口
貫通孔
径としてはモータケー
シング分のみ考慮。

制御棒駆動機構

CRD ハ ウ ジ ン CRD ハウジングとスタブチ
205 本で約 123cm2
約 0.6cm2
グ貫通孔
ューブの溶接部
直径約 12.5cm 相当

流出口面積の評価部位※

流出口径

備考

※ 地震 PRA におけるフラジリティ評価対象が地震によって損傷する場合に，冷却材流出に繋がる損傷箇所として考えられる部位①配管以外で原子炉圧力容器に接続されており，損傷によって原子炉冷却材の流出が生じ得る機器の抽出②流出箇所の設定(地震 PRA のフラジリティ評価において選定している部分(最弱部位)を設定)③設定した流出箇所の破断口面積の設定

別紙図 1 配管以外の流出箇所の破断口面積の設定フロー

補足1-24

補足1-25
別紙図 2 原子炉圧力容器に接続されている機器

補足1-26

別紙図 3 原子炉冷却材再循環ポンプ破損箇所(モータケーシング及びモータケーシング付け根部)の想定と破損時の流出口Ⓒ(ストレッチチューブとポンプシャフトの隙間)
π/4×(217.9152−215.9542)=668.23≒668[mm2]・外径(ストレッチチューブ側)はノミナル寸法にプラス側の最大公差を考慮(217.8＋0.115=217.915)
・内径(ポンプシャフト側)はノミナル寸法にマイナス側の最大公差を考慮(216−0.046=215.954)Ⓑ(φ4 の孔 4 つ)の面積
π/4×42×4=50.27≒50[mm2]Ⓐ(φ2 の孔 1 つ)の面積
π/4×22=3.14≒3[mm2]※10 台あたりでは，流出口
面積の大きさは 72cm2(直径 9.6cm の孔の大きさに相当)となる。

流出口面積 = Ⓐ+Ⓑ+Ⓒ
= 3+50+668= 721[mm2]≒ 7.2[cm2]補足1-27

別紙図 4 制御棒駆動機構破損箇所(CRD ハウジングとスタブチューブの溶接部)の想定と破損時の流出口面積※205 本あたりでは，流出口
面積の大きさは 123cm2(直径 12.5cm の孔の大きさに相当)となる。

流出口面積= π/4×(152.42−152.152)= 59.80[mm2]≒ 0.6[cm2]添付資料5
地震 PRA 炉心損傷直結シナリオ等の現実的な評価について
1.

はじめに
評価ポイント（E）の地震 PRA（第 249 回，第 250 回審査会合資料）では，炉心損傷直結シナリオ（RBR 等）の全 CDF に対する寄与が大きい。これらは保守的な仮定をおいているために CDF が大きく評価されている面があり，評価ポイント（E）ではそれらが支配的となっている。評価ポイント（E）のリスクの分布をより現実的な評価に近づけるため，ベースケース評価において炉心損傷頻度に対して寄与が大きいシナリオについて，より現実的な損傷シナリオを考慮した評価を実施した。評価結果について表 1 及び図 2 に示す。なお，同種設備の相関性については完全相関とした評価（ベースケース通り）と，完全独立とした評価の 2 通りを実施した。
今回の現実的な地震時の挙動を想定した地震 PRA 評価においては，以下の議論を参考として，柏崎刈羽原子力発電所 7 号機の非管理放出の頻度について確認することとした。また，以下の議論における頻度の関係の概念図を図 1 に示す。
・発電用原子炉の安全目標について原子力規制委員会で「事故時の Cs137 の放出量が100TBq を超えるような事故の発生頻度は，100 万炉年に 1 回程度を超えないように抑制されるべきである（テロ等によるものを除く）」（平成 25 年度 第 2 回原子力規制委
員会資料（平成 25 年 4 月 10 日））が議論されている。
・また，当該安全目標の議論の基礎として，旧原子力安全委員会安全目標専門部会における検討があり，その中では発電炉の性能目標の定量的な指標値として，炉心損傷頻度 10-4／
年程度，格納容器機能喪失頻度 10-5／年程度が定義されている。
なお，地震 PRA については，内的事象 PRA と比較して，評価の実績からくる技術の成熟度等に差があり，今回の評価についても一部簡易的なモデルとしていることから，今後も最新の知見を適宜 PRA のモデルに反映し，リスクをより適切に把握出来るように継続して努めていく。

補足1-28

表 1

評価ポイント E 評価結果（K7）

ベースケース
炉心損傷(（第249回，第250回
シーケンス
審査会合資料）)

詳細評価ケース（今回実施）

完全相関
完全独立
RBR
3.8E-06
6.5E-08
6.5E-08TW
1.2E-06
7.8E-08
5.3E-08
TB
1.1E-06
2.6E-06
2.3E-06
PCVR
8.9E-073.0E-083.0E-08LOCA
8.2E-07
2.3E-07
3.3E-07
TBU
3.7E-07
1.4E-06
1.4E-06TC
3.6E-07
3.6E-13
3.6E-13
BYPASS
1.2E-07
8.3E-08
3.9E-08
CI
6.9E-08
1.9E-07
1.8E-07
TBD
6.0E-08
2.7E-07
2.6E-07
TQUX
2.3E-08
2.6E-08
2.5E-08
TBP
2.0E-08
4.7E-08
4.7E-08
TQUV
9.5E-09
8.7E-09
1.0E-08LOCA2
0.0E+00
2.4E-08
6.9E-08
BYPASS2
0.0E+00
1.0E-09
9.4E-10
合計
8.9E-06
5.0E-06
4.8E-06
非管理放出
6.5E-06
4.4E-07
3.6E-07
合計**炉心損傷に留まらず格納容器破損まで至る炉心損傷シーケンスを非管理放出として分類(格納容器ベント成功シーケンスは含まない)。具体的には，RBR, TW, PCVR, TC, BYPASS, CIを分類。
放出量（Cs137）
100TBq

炉心損傷
頻度（／年）

非管理
放出

管理放出

10-4

10-5

10-6

炉心損傷頻度

格納容器隔離機能喪失頻度

管理放出機能喪失頻度

図 1 目標値イメージ図（参考）図 2

評価ポイント E 評価結果（K7）補足1-29

2.

評価内容

2.1.

原子炉建屋基礎地盤（RBR）

ベースケース評価では地震 PSA 学会標準に従って，原子炉建屋基礎地盤の安定性についてすべり安全率を指標としたフラジリティ評価を行っている。しかし，原子炉建屋が設置されている平坦な敷地に対して，すべり破壊が起きるということは現実的には考えにくい。そのため，平坦な基礎地盤の安定性評価で一般的に採用されている地盤変形量を指標とした評価を基にフラジリティを設定し，事故シーケンス評価を実施した。
評価上の仮定基礎地盤変形が起きた場合に起こり得るシナリオは，①建屋間に生じる相対変位による建屋間貫通配管の損傷，及び②建屋傾斜による建屋内機器の機能喪失である。
①については，建屋間配管がすべて破断した場合においても RCIC により注水が可能であることから，以下のシナリオをモデル化する。
建屋間配管破断1 ⇒ RCIC による原子炉注水（S/P 水源） ⇒ 8 時間以内の原子炉
減圧 ⇒ 消防車による原子炉注水継続 ⇒ 格納容器ベントによる格納容器除熱
建屋間配管のフラジリティについては，設計基準地震動時の建屋間（R/B-T/B）の相対変位が約 1.2cm であるのに対し，RCW 配管の建屋貫通部には約 10cm の十分なクリアラ
ンスがあることから，設計基準地震動を HCLPF とし，不確実さについてはβc として保守的に 0.1 を適用する（後述）。
②については，地震動 2138gal に対して建屋内機器が健全である（傾斜により機能喪失しない）ことが確認されている。更に 2138gal で発生しうる建屋傾斜（K7R/B 残留傾
斜 1/2800）の 10 倍程度の傾斜が発生した場合も，機器支持構造物，制御棒挿入性への影
響，動的機能維持への影響といった観点で安全系設備に対する影響は考えにくい。ただし，傾斜による，水位計の誤差等に起因する ECCS の動作タイミングへの影響や，地絡方向継電器への悪影響等の発生の可能性が否定できないことから，地盤傾斜による悪影響のフラジリティとして，2138gal を HCLPF とし，不確実さについてはβc として保守的に0.1 を適用（後述）し，また地盤傾斜による悪影響の発生の際にはバックアップ操作に期待し，その失敗確率 2.5E-1（THERP の極限的なストレス状況での操作に適用される値）をモデル化する。
上記の，新たにモデル化するフラジリティに関する不確実さについては，設定の手法が確立していないことから，ベースケース評価に用いている機器等の既存のフラジリティ
結果（βc 最小：0.16）を参考に，βc として保守的に 0.1 を与える。

1

外部電源の有無は，評価結果に有意な影響を及ぼさないことから，保守的に外部電源喪失が発生しているものとしてモデル化。

補足1-302.2.

原子炉建屋（RBR）

原子炉建屋については，外壁部及び RCCV 部の中央で分割した 9 つの領域においてフラジリティ評価を実施し，格納容器（シェル壁）周りは，スクリーニング可能な値であったことから，一部の区画が機能喪失しても位置的分散が図られた何らかの注水手段により緩和できるものとして炉心損傷直結事象としては除外する。ただし一部の区画が機能喪失した
場合の代表シナリオについてはモデル化し，建屋の最弱部位（Am:3037gal，βr: 0.25，β
u: 0.15）が損傷後に保守的に RCIC のみにしか期待できないシナリオを評価する。具体的なシナリオは 2.1 の建屋間配管が破断した際のシナリオと同様となる。
2.3.

格納容器内構造物（PCVR）

格納容器内構造物のうち，RPV ペデスタル，ダイヤフラムフロア，原子炉遮へい壁および原子炉圧力容器スタビライザ等原子炉圧力容器支持構造物については各設備の損傷をもって炉心損傷直結としているが，実際には支持構造物全体としてその機能を喪失して初めて原子炉圧力容器の支持性能の喪失に至ると考えられる（図 3）。

図 3 原子炉圧力容器支持構造物概要図
支持構造物全体としての機能喪失を確認するには RPV，RPV ペデスタル，原子炉遮へい壁および原子炉圧力容器スタビライザ等を連成させた詳細なモデル化を実施し，壊れていくことを模擬しながら地震応答解析を実施する必要があるが，実施は極めて困難である。

補足1-31

また，フラジリティは地震により損傷する実力を評価すべきだが，決定論的評価には保守性が存在し，設備毎にフラジリティ評価に反映している保守性の吐き出し度合いが異なっている（表 2）。弾性範囲を超えた変形は設計引張強さの採用や塑性エネルギ吸収効果の考慮等限界値による評価であり，地震の交番性は決定論的評価で地震荷重を交番荷重ではなく単調荷重として扱っている保守性であり，実力値はミルシート値やコンクリート実強度等の採用であり，全体連成は上述の支持構造物全体を連成させた地震応答解析である。

補足1-32

補足1-33〇

原子炉遮へい壁

〇

−

〇

〇

−

−

（※４）

−

（※２）

〇

−

高度化

超えた変形
〇

評価の

弾性範囲を

−

−

◎

（※３）

−

−

交番性

地震の

−

−

−

−

−

実力値

−

−

−

−

−

全体連成

※４：鋼製部（円筒部・リブ）だけでなく充填コンクリート強度を考慮した評価等が考えられる。

があると考える。

※３：※２は既往の知見を参照しているため新たな検討を加えることができない。円筒部・リブに対する今回の試検討結果と同等な保守性※２：既往の試験または詳細解析の知見を反映している。

1.75G

1.63G

[2.06G]

1.22G[2.07G]

1.22G

1.71G

（※１）

HCLPF

◎：今回試検討を実施〇：フラジリティ評価に反映※１：Ｋ６／Ｋ７の評価結果の内，小さい方を記載する。[]内の結果は今回の試検討結果を反映した HCLPF を記載する。

〇

〇

〇

〇

設計評価

ダイヤフラムフロア（円筒部・リブ）

RPV ペデスタル（アンカ部）

RPV ペデスタル

RPV スタビライザ

対象設備

表 2 CDF に対して寄与が大きい設備のフラジリティ評価状況

保守性の影響を確認するべく，表 2 の中で HCLPF が最も小さい RPV ペデスタル（円筒部・リブ）について交番荷重の試検討を行った。保守性の吐き出し度合いからすると HCLPFが同じである RPV ペデスタル（アンカ部）について試検討すべきだが，評価の高度化に際して参照したものは既往の知見であり新たな検討を加えることができないことから，RPV
ペデスタル（円筒部・リブ）について試検討を行った。
〇RPV ペデスタル（円筒部・リブ）についての試検討
RPV および RPV ペデスタルを簡易的にモデル化し，単調荷重により設計引張強さに到達した時の加速度と交番荷重により設計引張強さに到達した時の加速度を比較したところ，交番荷重の加速度は単調荷重の加速度の約 1.7 倍となった。
解析モデル
モデル化範囲は，RPV ペデスタル，RPV，原子炉遮へい壁及び RPV スタビライザとした（図 4）。RPV ペデスタルはシェル要素で，RPV 及び原子炉遮へい壁は梁要素で，RPV と遮へい壁を拘束する RPV スタビライザはばね要素でモデル化した。ただし，
RPV ペデスタルの充填コンクリートは質量を考慮し，剛性は考慮していない。また，ダイヤフラムフロアや燃料交換ベローズによる建屋との結合も考慮していない。

図 4 解析モデル
応力−ひずみ特性
RPV ペデスタル鋼材部（SPV490）の応力−ひずみ関係は設計降伏点以降の接線係数を
設計引張強さで JIS 最小伸びとなる傾きとした（表 3，図 5）。

補足1-34

表 3 ペデスタル鋼材部の物性値
部材

ペデスタル
鋼材部

材質

SPV490

温度

ヤング率

設計降伏点

設計引張強さ

許容応力

JIS 最小[℃]E [N/mm2]

Sy [MPa]Su [MPa]

[MPa]

伸び[%]

100

191000

460

562

393

19

1000

応力 [MPa]

800

600
Su = 562
Sｙ = 460
400

200

0
0

0.05

0.1

0.15

0.2

ひずみ

図5

SPV490 の応力−ひずみ関係

単調荷重による解析結果
弾塑性静的解析により水平力を漸増載荷してひずみが JIS 最小伸び（19%ひずみ）に達した時の加速度は 4.69G となった。（図 6）

図 6 19％ひずみ到達時 ひずみ分布

補足1-35交番荷重による解析結果
基準地震動 Ss の加速度振幅を係数倍した入力に対する弾塑性動的解析を実施した。振
幅倍率を大きくしていくと最大ひずみが 11.0 倍で 18.2%，11.5 倍で 19.1%となった（表4，図 7，8）。Ss の 11.0 倍の加速度は 8.29G であり，単調荷重による解析結果の約 1.7倍となった。
表 4 各振幅倍率に対する最大ひずみ
振幅倍率

最大ひずみ[%]

5.0 倍

5.1

8.0 倍

14.0

10.0 倍16.8

11.0 倍18.2

11.5 倍19.1

図 7 振幅倍率 11.0 倍 最大ひずみ時 ひずみ分布

補足1-36

図 8 振幅倍率 11.5 倍 最大ひずみ時 ひずみ分布

今回の試検討結果を反映すると RPV ペデスタルの HCLPF は 2G を超える結果とな
り，実力値の考慮や支持構造物全体を連成させた詳細解析が可能となればさらなる向上が見込めると考えられる。また，元々RPV ペデスタルよりも大きな HCLPF である RPV ス
タビライザ，ダイヤフラムフロアおよび原子炉遮へい壁についても保守性の検討を行うことにより同等以上の向上が見込めると考えられる。
以上より，格納容器内構造物については最弱部位が損傷したとしても炉心損傷直結シナ
リオとはならず，損傷した場合にも炉心損傷防止の対策が有効と考えられる。格納容器内
構造物損傷後のシナリオ展開の解析には課題が多いものの，上記の通り，HCLPF が 2Gを超えることから，炉心損傷頻度への影響は小さいものと考えられる。（表 1 より，他に炉心損傷直結シナリオとしてモデル化している HCLPF が同程度の機器（例：直流 125V
主母線盤（HCLPF: 2.12G）の CDF 寄与が 1%未満）

補足1-37

また，以下の格納容器内構造物については，ベースモデルにおいては保守的に圧力容器・格納容器の損傷要因としてモデル化していたものの，現実的には損傷した場合も炉心損傷
直結には至らないものと考えられることから，炉心損傷直結シナリオから除外した。
・CRD ハウジングレストレントビーム
・CRD ハウジング貫通孔
・RIP 貫通孔・RIP モータケーシング※ CRD ハウジング−原子炉本体基礎間を支持する構造物
図 9 格納容器内構造物 概要図

CRD ハウジングレストレントビーム，CRD ハウジング貫通部については損傷した場合には制御棒の挿入性に波及的影響を及ぼす可能性があるものの，地震により損傷に至る前に制御棒挿入は完了している可能性が高いことからスクリーニングアウトとした（2.7 節参照）。
RIP 貫通孔，RIP モータケーシングについては，損傷した場合，冷却材喪失となる可能性があるものの，破断面積及び損傷確率共に RHR 破断 LOCA シナリオ（2.4 節参照）に代表性があることから，個別のシナリオ展開については省略する（表 1 より，詳細にモデル化した場合の CDF への影響は小さいと考えられる）。

補足1-38

2.4.

Excessive-LOCA

ベースモデルでは格納容器内配管すべてが完全相関であると仮定しており，最弱の RHR
配管が損傷した場合には全注水手段を同時に喪失するものとして炉心損傷直結を想定している。ただし，現実的にはすべての配管が同時に機能喪失することは考えにくく，一部の配管が健全なシナリオを考慮する必要がある。
評価上の仮定ベースケースでは格納容器内の全配管を完全相関と仮定していたが，緩和系と同様の相関の取り方（系統間の相関性を完全独立）とする。また，HPCF が健全であれば，他の配管が全て破断したとしても炉心損傷には至らないことから，表 5 のとおりの事故シーケンスをモデル化する。
表 5 相関性の考え方と事故シーケンス
相関性
ベース
ケース

系統間

系統内

完全相関

完全相関

事故シーケンス
最弱配管の損傷で，Excessive-LOCA

格納容器内の全配管が完全
相関

詳細
評価

完全独立

完全相関

【RHR 配管損傷シーケンス】(例)RHR-A,B,C は完全相関

注水：HPCF-B,C

だが，RHR と HPCF は完全

除熱：格納容器ベント

独立⇒モデル化対象とする。（成功基準・時間余裕（緩和系と同様の設定）

は大 LOCA と同様とする）【HPCF 配管損傷シーケンス】
注水：LPFL-A,B,C
除熱：RHR-A,B,C，格納容器ベント⇒HPCF 配管については RHR 配管よりも
HCLPF が大きく，また損傷した場合も期待できる緩和系が比較的多いことから，RHR 配管
損傷シーケンスにより代表する。*1【RHR，HPCF 配管損傷シーケンス】
炉心損傷直結（E-LOCA）⇒モデル化対象とする。
【その他の配管損傷シーケンス】
過渡事象で期待できる緩和設備のうち RCIC のみ機能喪失⇒期待できる緩和系が多いため，CDF への影響
小としてスクリーニングアウト。*1*1 表 1 より，詳細にモデル化した場合の CDF への影響は小さいと考えられる。

補足1-39

2.5.

コントロール建屋詳細評価（CI）

計測・制御系の損傷要因としてモデル化しているコントロール建屋について，ベースケ
ース評価では炉心損傷頻度に対して寄与が低い（寄与割合 0.8%）状況であったが，2.1 等においてイベントツリー前段のヘディング（RBR 等）の詳細評価を実施した結果，炉心損
傷に対する CI の寄与がベースケース評価と比較して相対的に高くなることから，コント
ロール建屋のフラジリティの向上を目的として，解析で使用するせん断に対する復元力特性をより実情に近いものに見直した上でフラジリティ評価を実施した。
コントロール建屋のフラジリティ評価では，地震 PSA 学会標準に準拠し,「現実的耐力と現実的応答による方法（応答解析に基づく方法）」を採用している。ベースケースの評価においては,応答解析で用いるせん断に対する復元力特性について,PSA 学会標準に基づく
ボックス壁の終局ひずみの中央値で終局応力となるような形状を設定していたが,今回の評価においては JEAG4601-1991 に基づき 4.00×10-3 で最大せん断応力に達する形状を設定した上でフラジリティを評価した（図 10 参照）。JEAG4601-1991 では，4.00×10-3 以降のス
ケルトンの形状は定義されていないため, 図 10 には 4.00×10-3 を超える範囲の復元力特性については記載していないが，フラジリティ評価に用いる建屋の最大応答せん断ひずみは下図のせん断復元力特性の範囲内に収まっている。なお,せん断に対する復元力特性以外については,ベースケースと同一の条件を用いている。

せん断応力
変更後のせん断復元力特性32

ベースケースの1

せん断復元力特性

せん断ひずみ（×10-3）4.00（中央値）

図 10 せん断復元力特性変更イメージ図
2.6.

盤関連故障に対する手動バックアップ（CI）

計測・制御系のフラジリティ評価はチャタリングを想定している。短期的なチャタリン
グについては，運転員の操作対応は不要であり原子炉の安全性に影響を与えないと考えられるが，保守的に継続的に誤信号が出る場合についてモデル化する。継続的な誤信号については，関連パラメータの確認（警報発生時操作手順書）等により認知可能であり，対応操作を実施することが想定されることから，地震収束後の復旧操作に期待したモデルとし

補足1-40た。なお，手動バックアップの失敗確率については，THERP の極限的なストレス状況での操作に適用される 2.5E-1（中央値）を適用する。
2.7.

制御棒挿入（TC）

ベースケース評価ではヘディング「スクラム系」において，以下の設備の地震要因損傷
により，制御棒の挿入に失敗するものとして評価している。
・炉内支持構造物
・CRD
・燃料集合体（過度の相対変位による制御棒挿入失敗を想定）
ただし，上記で挙げた設備（炉内支持構造物，CRD，燃料集合体）については地震要因
による損傷は否定できないものの，地震発生から損傷に至るまでには時間差があると考えられる。そのため，その間に地震加速度大（水平 120gal，鉛直 100gal）によるスクラム
信号発信及び制御棒挿入（100%挿入で 1.33 秒，60%挿入で 0.85 秒（ともに平成 21 年定検時スクラム検査））は余裕をもって完了している可能性が高い。例えば設計基準地震動
では P 波によりスクラム信号が発信し，3〜4 秒程度で最大加速度に達する。また，新潟
県中越沖地震では，震源が発電所から近い場所にあり厳しい地震であったが，その場合も最大相対変位が生じる随分前に，制御棒の挿入は完了していた（7 号機）。
また，制御棒が部分的に挿入失敗するようなケースでは，必ずしも臨界とはならない
が，地震による CRD の損傷は同種系統間で完全相関を想定しているため，1 本の制御棒でも挿入失敗した場合は保守的にスクラム失敗により炉心損傷するものとして評価している。
以上より，現実的には本事故シーケンスにより炉心損傷に至る確率が十分小さいと判断
し，スクリーニングアウトとした。
2.8.

格納容器ベント損傷要因

格納容器ベントの失敗要因としてモデル化していた以下の機器については，仮に損傷した場合にも炉心損傷を回避している状況であれば，格納容器除熱機能は満足されるものと考えられる。破断箇所からの流出蒸気についてはブローアウトパネルから建屋外に排出されることも考えられるものの，建屋内設備へ悪影響が及ぶことは否定できない。ただし，流出蒸気が安全施設へ悪影響をもたらすまでには 6 時間以上の余裕があるため，流出蒸気の影響が及ばない注水手段への切り替えといった対応が可能であることから，これらの機器の損傷についてはスクリーニングアウトとした。
・不活性ガス系配管
・SGTS 配管・SGTS ライン隔離弁
また，不活性ガス系弁については，機能損傷した場合も現場操作可能であることからスクリーニングアウトとした。

補足1-412.9.

格納容器バイパス

2.9.1. 原子炉冷却材浄化系（CUW）
ベースケース評価では，隔離弁の下流側の耐震 B クラス設備が地震により破断（保守的に必ず破断と想定）した後，通常時開状態である隔離弁 2 個（内側，外側）が同時損傷した場合にバイパス破断が発生し，炉心損傷直結事象としてモデル化していた。当該隔離弁の損傷要因としては，弁自体の損傷，及びサポート系である電源喪失による隔離機能喪失に分けられる。
隔離弁自体が損傷した場合は，以下のシナリオにより炉心損傷を回避し，流出蒸気が収まった後，破断箇所の隔離等の対応により事象収束が可能であることから，バックアップ
操作に期待し，人的過誤確率（p=2.7E-1（ベースケース評価において大規模な現場操作に適用））で代表してモデル化する。
・TAF で水位維持（HPCF 注水）・急速減圧
・MUWC による原子炉注水→注水時にラインナップが必要な弁が地上階にあるため，破断箇所からの流出蒸気により ECCS が機能喪失した後にも中央制御室から操作可能である可能性が高い。また，MUWC による原子炉注水のバックアップとして消防車による原子炉注水にも期待できる可能性がある。
・格納容器ベント→破断箇所から蒸気が出ていることから時間余裕がかなり長く，二次格納容器外からの操作が可能。
また，電源系が損傷した場合については，弁の駆動電源のケーブルを健全な MCC に接続する等の対応が可能であることから，バックアップ操作に期待し，人的過誤（失敗確率は THERP の極限的なストレス状況での操作に適用される 2.5E-1 を採用）をモデル化す
る（2.6 参照）。
2.9.2. 給水系配管及び主蒸気系配管
気相ラインである給水系配管及び主蒸気系配管からの格納容器バイパスが発生した場合も，HPCF 等により炉心に注水が成功していれば炉心損傷には至らないことから，炉心損
傷直結シナリオとしては整理せず，バイパス発生後の事象緩和シナリオに期待する。
2.9.3. 残留熱除去系
ベースケース評価では，格納容器外において RHR 停止時冷却モード吸込み配管が破断後，通常時閉状態である隔離弁 2 個（内側，外側）が同時損傷した場合にインターフェイ
スシステム LOCA（ISLOCA）が発生するものとしてモデル化していた。
現実的には，以下の観点から隔離弁の損傷が考えにくいこと及び ISLOCA 発生後の事象緩和が可能であることからスクリーニングアウトとする。

補足1-42

・隔離弁については機能損傷の観点からフラジリティ評価を実施しているものの，通常時閉状態の弁であることから，機能損傷では ISLOCA に至らないものと考えられる。
・万が一 ISLOCA が発生した場合も吸込口は TAF 以上であることから炉水位を低く維持するなどの対応により，炉心損傷を回避可能であることから炉心損傷直結事象とはならない。
2.10. 格納容器ベント時のバックアップ
格納容器ベントでは，隔離弁を現場操作さえできれば安全機能は損なわれないことから，ベースケース評価において格納容器ベントの失敗要因としてモデル化している設備の損傷等が発生した場合も，最終的に隔離弁の 2 次格納容器外からの操作に期待できるモデルとする。人的過誤確率としては，他の人的過誤との従属性を考慮して，保守的に 1.0E-1
を適用する。
2.11. 現場操作の認知失敗
事象発生後数時間以降における現場操作（電源車による P/C 給電操作，消防車によるCSP 補給操作等）については，ベースケース評価では当該操作の認知失敗確率を 1.1E-1としていた。
当該操作については，時間余裕が長いこと，また起因事象として地震が発生している状
況で可搬型 SA 設備等の使用を思いつかない可能性は低いことから，現実的にはその操作の必要性の認知に失敗する可能性は十分低いものと考えられるためスクリーニングアウトとする（ベースケース評価においても，SBO シーケンスでは当該認知失敗についてはスク
リーニングアウトとしている）。
2.12. 燃料補給操作
ベースケース評価では，消防車及び電源車の燃料補給操作に失敗した時点で燃料枯渇により消防車，電源車が機能喪失し，（他に注水手段等がなければ）炉心損傷に至るものとしてモデル化していた。
現実的には，燃料補給操作に失敗した場合は認知可能であること，また補給操作失敗か
ら炉心損傷に至るまでは猶予が数時間程度あり，当該作業員以外のバックアップにも期待できることから，バックアップ操作を失敗する可能性は極めて低くリスクへの寄与は無視できるものとしてスクリーニングアウトとする（仮にベースケース評価で用いている時間
余裕数時間のバックアップ操作（中央制御室）の失敗確率が 6.1E-3 であることを踏まえて，0.01 等の値を失敗確率として適用した場合もスクリーニングアウトと同等の影響となる）。
2.13. 消防車起動操作失敗による CSP 補給失敗
長期水源として CSP に期待する場合には，消防車により CSP への補給を実施する必要がある。ベースケース評価では初期（事象発生後数時間程度を想定）の CSP 補給に失敗

補足1-43

した場合，格納容器ベントの際の外部水源注水時にも補給できないものとして保守的にモデル化していた。ただし，初期の補給に失敗した場合も，長期的にはバックアップにより
CSP 水源への補給は成功する可能性が高いと思われることから，バックアップに期待したモデルとする。
2.14. CSP 周り配管
ベースケース評価では，RHR 配管破断 LOCA（大 LOCA を想定）が発生した場合，ス
クラム成功後の注水手段として HPCF（S/P 水源），格納容器除熱手段として格納容器ベントに期待している。格納容器ベント時には外部水源からの注水が必要となることから，
HPCF の水源を CSP へ切り戻す必要があるものとし，他の注水手段に期待しないモデルとしていたため，CSP 周り配管が損傷した場合炉心損傷に至るものとして保守的に扱っていた。
現実的には，CSP 周り配管が破断している場合も，初期に S/P 水源からの注水に成功していれば，代替注水でも必要な注水量を満足できることから，消防車による HPCF 注水ラ
インを使った注水により炉心損傷回避できるものとしてモデル化する。
2.15. 防火水槽，貯水池（CSP 補給用）
防火水槽が損傷した場合，貯水池から直接 CSP 補給可能（消防車 1 台で水頭が足りない場合は，複数台連結等の手段がとれる）であり，直接消防車により取水する場合については，ホースを直接池に垂らして取水することも可能である。また，万が一取水不能となる規模で貯水池が地盤ごと崩壊した場合には，海水による CSP 補給にも期待できること
から，防火水槽と貯水池については CSP 補給の失敗要因からスクリーニングアウトとする。
2.16. 消防車のランダム故障
消防車については台数が多いこと，保管場所やメンテナンスのタイミング等が異なることから，消防車全体として機能喪失する可能性は極めて小さいことから，（共通原因故障を含めて）スクリーニングアウトとする。
2.17. 確定論的なフラジリティを設定している機器
ベースケース評価では，一部の SA 機器に確定論的なフラジリティ（Ss や 1.5Ss を超えた場合，損傷確率 1）を設定していた。これらの機器については，不確実さを考慮し，Ss
や 1.5Ss を HCLPF とし，不確実さについては，設定の手法が確立していないことから，
ベースケース評価に用いている機器等の既存のフラジリティ結果（βc 最小：0.16）を参考に，βc として保守的に 0.1 を与える。
3.

イベントツリー上記 2.の評価上の仮定を反映したイベントツリーを図 11 に示す。

補足1-44

補足1-45地震
加速度大建屋間変位等
によるLUHS

地震

スクラム

SRV開

建屋・構築物（地盤変形大）SRV再閉鎖

建屋・構築物（格納容器・
圧力容器）

RCIC

代替電源
(電源車)

Excessive-LOCA

代替電源
(GTG)

格納容器
バイパス

減圧

格納容器ベント

直流電源

RHR

−
TW
BYPASS2

TBP
LOCA
TC

TC

−

最終状態

RBR

PCVR

BYPASS

LOCA

CI

TBD

LUHSSBO2へ

LUHSSBOへ

SBOへ

LOCA2へ

LOCA3へ

LOPへ

TRANへ

-

最終状態

TBU

TB

TB

TB

格納容器ベント

TC
TW

−

−

最終状態

外部電源

TB

HPCF

格納容器ベント

FDW又はMS
バイパス破断

TW

スクラム

HPCF

RHR破断LOCA

LOCA2

FDW又はMS
バイパス破断

RHR破断
スクラム
LOCA

原子炉
交流電源
補機冷却系
(D/G)

TB

TW

−

最終状態

建屋間配管損傷
・建屋一部損壊

図 11 イベントツリー概要

消防車

計測・制御系

参考資料 1
地震ハザード（事故シーケンス評価用）について
1.

はじめに
事故シーケンス評価で用いている地震ハザードについて，確定論評価を踏まえ，長岡平野

西縁断層帯（陸域連動）の地震規模に対して新潟県中越沖地震の知見を取り込んだ設定を実施した。以下に地震ハザード評価の内容について示す。
本評価結果の地震ハザードについて，地震 PRA の現実的な評価における事故シーケンス
評価に取り込んだ場合，表 1 のとおりの結果となる。
表 1 ハザード見直し結果を用いた事故シーケンス評価結果
ベースケース
炉心損傷(（第249回，第250
シーケンス回審査会合資料）)
RBR
3.8E-06
TW
1.2E-06
TB
1.1E-06
PCVR
8.9E-07LOCA
8.2E-07
TBU
3.7E-07TC
3.6E-07
BYPASS
1.2E-07CI
6.9E-08
TBD
6.0E-08
TQUX
2.3E-08
TBP
2.0E-08
TQUV
9.5E-09LOCA2
0.0E+00
BYPASS2
0.0E+00
合計
8.9E-06
非管理放6.5E-06
出合計

2.

詳細評価ケース（今回実施，完全相関）
ハザード見直し前 ハザード見直し後
6.5E-08
2.3E-08
7.8E-08
4.6E-08
2.6E-06
1.2E-06
3.0E-08
1.2E-08
2.3E-07
9.7E-08
1.4E-06
6.5E-07
3.6E-13
3.6E-13
8.3E-08
3.4E-08
1.9E-07
7.2E-08
2.7E-07
1.2E-07
2.6E-08
2.2E-08
4.7E-08
2.5E-08
8.7E-09
5.3E-09
2.4E-08
1.4E-08
1.0E-09
5.5E-105.0E-06
2.3E-06
4.4E-07

1.9E-07

評価内容
陸域の連動活動を対象に，中越沖地震の知見を踏まえた地震規模の分岐を追加した地震

ハザード評価を実施する。中越沖地震の知見を踏まえた地震規模の算定方法について，図 1に示す。断層面積から地震規模を算定する方法については，入倉・三宅（2001）及び武村（1998）を用いた。ただし，一部の長大断層については，図 1 に示す Murotani et al.(2010)のスケーリングを組み合わせて算定した。
設定した断層諸元を表 2 に，ロジックツリーを図 2 に示す。地震規模の分岐の重みは海域の連動活動と同様に，松田式：中越沖＝1：2 とする。
地震規模の算定方法に関する分岐を見直したロジックツリーに基づく一様ハザードスペ
クトルについて，水平動の結果を表 3 及び図 3 に，鉛直動の結果を表 4 及び図 4 に示す。
事故シーケンス評価に使用する地震ハザード曲線（平均値）について，見直し前後を比較したものを図 5 に示す。

補足1-46

補足1-47

特定震源の名称と連動の組み合わせ

M
松田式

M
中越沖

傾斜角
(°)

アスペリティ
位置

等価震源距離Ｘeq
平均活動間隔
発生確率
最新活動
（km）
（年）
モデル
時期
角田弥彦断層気比ノ宮断層
片貝断層
十日町断層帯西部 長野盆地西縁断層帯
荒浜側
大湊側
北部
59.3
57.6
50
中部
51.5
49.9
7.1
南部
41.4
39.8
ポアソン
2450
−
7.7
●
分布
北部
59.8
58.1
35
中部
51.0
49.5
7.3
南部
40.9
39.3
北部
24.0
22.6
50
中部
21.5
20.1
6.8
南部
17.4
16.2
ポアソン
2450
−
7.1
●
分布
北部
24.2
22.7
35
中部
21.7
20.2
6.8
南部
18.2
16.8
北部
15.3
14.8
50
中部
14.7
14.6
6.8
南部
16.2
16.4
ポアソン
2450
−
6.9
●
分布
北部
12.1
11.7
35
中部
11.8
11.9
6.8
南部
13.1
13.5
北部
26.0
27.2
50
中部
30.7
32.1
6.8
南部
34.6
36.0
ポアソン
3300
−
7.4
●
分布
北部
23.5
24.9
35
中部
28.2
29.6
6.9
南部
32.0
33.5
北部
63.6
65.2
50
中部
74.5
76.1
7.1
南部
83.9
85.5
1650
BPT 分布
165 年前
7.8
●
北部
63.0
64.6
35
中部
73.8
75.3
7.4
南部
83.6
85.2
至近
30.3
28.6
50
中央
34.2
32.4
7.3
遠方
37.9
36.0
ポアソン
2450
−
7.9
●
●
分布
至近
27.7
25.9
35
中央
32.5
30.6
7.5
遠方
36.6
34.7
至近
15.4
14.8
50
中央
16.2
15.8
6.8
遠方
17.4
17.2
ポアソン
2450
−
7.4
●
●
分布
至近
13.0
12.4
35
中央
13.9
13.7
7.0
遠方
15.5
15.6
至近
24.2
23.2
50
中央
25.8
25.1
7.5
遠方
27.8
27.4
ポアソン
2450
−
8.1
●
●
●
分布
至近
21.0
20.1
35
中央
22.6
22.3
7.7
遠方
25.2
25.2
至近
25.0
24.6
50
中央
26.8
26.6
7.7
遠方
28.8
28.9
ポアソン
2450
−
8.4
●
●
●
●
分布
至近
22.3
22.0
35
中央
23.9
23.9
7.9
遠方
25.6
25.9
至近
29.5
29.1
50
中央
31.8
31.7
7.9
遠方
34.4
34.5
1650
BPT 分布
165 年前
8.6
●
●
●
●
●
至近
26.6
26.3
35
中央
28.7
28.7
8.0
遠方
30.9
31.3
注 1）平均活動間隔及び最新活動時期は地震調査研究推進本部（2009）による。連動して活動する場合には，長岡平野西縁断層帯（角田弥彦・気比ノ宮・片貝）の設定に揃える。
注 2）中越沖地震を踏まえた地震規模は，中越沖地震の断層面積及び地震規模と，入倉・三宅（2001）及び武村（1998）のスケーリングの関係を用いて算定している。
ただし，網かけの長大断層（Mo が 1.8×1020Nm 以上）の算定においては，Murotani et al.(2010)のスケーリングを組み合わせて算定する。なお，下限値は M6.8 としている。（佐渡島南方〜魚津断層と同様）

表 2 特定震源一覧（地質調査結果に基づく，連動を考慮する断層（陸域）
）

陸域

発生位置の
分類

表 3（1） 本検討（地震規模に関する分岐を追加）
UHS のコントロールポイント（荒浜側・水平動）
T(s)

0.02

0.09

0.13

0.3

0.6

1

2

5

10-3 Sa(cm/s2)

511.5

1352.31461.31255.3

868.8

485.9

248.5

99.6

10-4 Sa(cm/s2)

1070.52764.83063.53062.32165.31006.5

509.0

199.5

10-5 Sa(cm/s2)

1942.24855.75517.16353.24649.41977.01036.4394.6

10-6 Sa(cm/s2)

3072.47385.08592.011423.0

8431.83339.1

1873.2730.3

表 3（2） 本検討（地震規模に関する分岐を追加）
UHS のコントロールポイント（大湊側・水平動）
T(s)

0.02

0.09

0.13

0.3

0.6

1

2

5

10-3 Sa(cm/s2)

373.0

961.3

1014.2

815.9

675.0

451.4

235.2

97.5

10-4 Sa(cm/s2)

719.0

1880.7

1970.91660.41400.5

912.3

485.6

198.3

10-5 Sa(cm/s2)

1182.83148.43261.22985.12632.91863.11031.5402.2

10-6 Sa(cm/s2)

1813.44996.45089.64952.24277.13277.01898.0745.5

表 4（1） 本検討（地震規模に関する分岐を追加）
UHS のコントロールポイント（荒浜側・鉛直動）
T(s)

0.02

0.09

0.13

0.3

0.6

1

2

5

2

10 Sa(cm/s )

265.0

820.2

806.3

688.9

466.5

289.1

157.4

65.5

10-4 Sa(cm/s2)

527.4

1654.81620.6

1583.41036.2

587.3

323.2

132.5

10-5 Sa(cm/s2)

912.6

2870.02807.83196.22101.6

1186.6

665.2

262.0

10-6 Sa(cm/s2)

1415.24359.84328.65607.03651.32105.81228.0486.7-3

表 4（2） 本検討（地震規模に関する分岐を追加）
UHS のコントロールポイント（大湊側・鉛直動）
T(s)

0.02

0.09

0.13

0.3

0.6

1

2

5

10-3 Sa(cm/s2)

234.1

765.7

682.3

583.7

389.3

284.5

153.2

64.7

10-4 Sa(cm/s2)

451.3

1518.11325.31207.2

781.6

582.8

319.1

132.1

10-5 Sa(cm/s2)

743.9

2543.62189.62175.91511.01211.1

677.0

267.3

10-6 Sa(cm/s2)

1150.03734.93412.43475.12576.52153.91254.7496.5

補足1-48

1.8×10 20N･mでスケーリング変更

100000日本
佐渡〜魚津断層
31 20 k㎡
2.36 ×10 2 0 N･m

日本以外
Somerville et al.(1999)
入倉・三宅(2001)

10000

中越沖地震
540k㎡
9.30×1018N･m

2

Srup（km ）佐渡〜F-D〜高田沖断層
1680k㎡
9.00×10 19N･m

Murotani et al.(2010)
中越沖地震
長岡平野西縁断層〜十日町
1 98 0k㎡
1 .9 8×10 2 0 N･m

1000
F-B断層
720k㎡
1.70×1019N･m

F-B断層
佐渡島南方〜F-D〜高田沖断層
佐渡島南方〜魚津断層帯

長岡平野西縁断層
1365k㎡
1.04×10 20N･m

長岡平野西縁断層帯
長岡平野西縁断層帯〜十日町断層帯

100
1.0E+18

1.0E+19

1.0E+20

1.0E+211.0E+22

M0（N･m）（1）中越沖地震を踏まえた地震モーメントの算定（2）中越沖地震を踏まえた気象庁マグニチュードの算定
図 1 長大断層に対する中越沖地震の知見を踏まえた地震規模の設定方法

補足1-49

補足1-50

1/3③各セグメントが単独で活動するモデル

1/3②長岡平野西縁断層帯全体を１つのセグメントと評価したモデル（各発生パターンの出現確率を考慮する）

1/3①長岡平野西縁断層帯の３セグメントの連動モデル①長岡平野西縁断層帯の３セグメントの連動モデル（各発生パターンの出現確率を考慮する）（各発生パターンの出現確率を考慮する）

角田・弥彦断層

1/1
十日町・長野盆地は連動しない

1/2
十日町・長野盆地も連動する

1/2
十日町・長野盆地は連動しない

角田・弥彦断層

片貝断層

片貝断層

十日町西縁断層帯

十日町西縁断層帯

十日町西縁断層帯

十日町西縁断層帯

十日町西縁断層帯

十日町西縁断層帯

十日町西縁断層帯

片貝断層

図 2 ロジックツリーの設定

気比ノ宮断層

十日町西縁断層帯

長岡平野西縁断層帯〜十日町西縁断層帯〜長野盆地西縁断層帯

長岡平野西縁断層帯〜十日町西縁断層帯

長岡平野西縁断層帯

長岡平野西縁断層帯

長岡平野西縁断層帯〜十日町西縁断層帯〜長野盆地西縁断層帯

長岡平野西縁断層帯〜十日町西縁断層帯

長岡平野西縁断層帯

気比ノ宮断層〜片貝断層

気比ノ宮断層長岡平野西縁断層帯

角田・弥彦断層＋気比ノ宮断層

角田・弥彦断層

1/2
十日町・長野盆地も連動する

角田・弥彦断層

片貝断層

片貝断層

気比ノ宮断層〜片貝断層

気比ノ宮断層角田・弥彦断層＋気比ノ宮断層

角田・弥彦断層

1/2
十日町・長野盆地は連動しない
十日町・長野盆地は連動しない

考慮する震源の組み合わせ

長野盆地西縁断層帯

長野盆地西縁断層帯

長野盆地西縁断層帯

長野盆地西縁断層帯

長野盆地西縁断層帯

長野盆地西縁断層帯

長野盆地西縁断層帯

長野盆地西縁断層帯

長野盆地西縁断層帯

長野盆地西縁断層帯
1/2

1/2

35°

50°
50°

傾斜角

1/3

2/3

追加

松田式
松田式

中越沖の知見

地震規模

)

(c
m

2000

(h=0.05)

20
00

10

1000

10
00

(c
m

/s 2
)

Sa8̲UHS̲10-6̲all̲K1̲20130424-6-1次解析.waz
見直し前
Sa8̲UHS̲10-3̲all̲K1̲20150918-6-3次解析.waz
見直し後
Sa8̲UHS̲10-4̲all̲K1̲20150918-6-3次解析.waz
Sa8̲UHS̲10-5̲all̲K1̲20150918-6-3次解析.waz
Sa8̲UHS̲10-6̲all̲K1̲20150918-6-3次解析.waz

10-6

50
0

1

500

20
0

10-5
200

10
0

10-4

100
50

10-3
50

0.
1

速
度

20

(cm/s )

10
5

0.

01

2
1
0.5

0.2
0.01

0.02

0.05

0.1

0.2

0.5

1

2

周 期(秒)

図 3（1） 地震規模の設定方法の影響 UHS の比較（荒浜側 水平動）

補足1-51510)(h=0.05)

(c

2000

20
00

10

1000

10
00

(c
m

m
/s 2
)

見直し前
Sa8̲UHS̲10-6̲all̲K
5̲20130424-6-1次解析.waz
見直し後
Sa8̲UHS̲10-3̲all̲K
5̲20150918-6-3次解析.waz
Sa8̲UHS̲10-4̲all̲K 5̲20150918-6-3次解析.waz
Sa8̲UHS̲10-5̲all̲K 5̲20150918-6-3次解析.waz
Sa8̲UHS̲10-6̲all̲K 5̲20150918-6-3次解析.waz

10-6

50
0

1

500

20
0

10-5
200

10
0

10-4

100
50

10-3
50

0.
1

速
度

20

(cm/s )

10
5

0.
01

2
1
0.5

0.2
0.01

0.02

0.05

0.1

0.2

0.5

1

2

周 期(秒)

図 3（2） 地震規模の設定方法の影響 UHS の比較（大湊側 水平動）

補足1-52

5

10

(c
m

2000

m
)

(h=0.05)

20
00

10

1000

10
00

(c

/s 2
)

見直し前
Sa8̲UHS-V̲10-6̲all̲K
1̲20130603-6-1次解析.waz
V見直し後-Sa8̲UHS̲10-3̲all̲K 1̲20150918-6-3次解析.waz
V -Sa8̲UHS̲10-4̲all̲K 1̲20150918-6-3次解析.waz
V -Sa8̲UHS̲10-5̲all̲K 1̲20150918-6-3次解析.waz
V -Sa8̲UHS̲10-6̲all̲K 1̲20150918-6-3次解析.waz

50
0

1

500

20
0

10-6
10-5

10
0

200

10-4

100
50

50

0.
1

10-3

速
度

20

(cm/s)

10
5

0.
01

2
1
0.5

0.2
0.01

0.02

0.05

0.1

0.2

0.5

1

2

周 期(秒)

図 4（1） 地震規模の設定方法の影響 UHS の比較（荒浜側 鉛直動）

補足1-53

5

10

(c
m
/s 2
)

Sa8̲UHS-V̲10-6̲all̲K
5̲20130603-6-1次解析.waz
見直し前
V見直し後
-Sa8̲UHS̲10-3̲all̲K 5̲20150918-6-3次解析.waz
V -Sa8̲UHS̲10-4̲all̲K 5̲20150918-6-3次解析.waz
V -Sa8̲UHS̲10-5̲all̲K 5̲20150918-6-3次解析.waz
V -Sa8̲UHS̲10-6̲all̲K 5̲20150918-6-3次解析.waz(cm)(h=0.05)

20
00

10

1000

10
00

2000

50
0

1

500

10-6
20
0

10-5

10
0

200

10-4

100
50

50

0.
1

10-3

速
度

20

(cm/s )

10
5

0.
01

2
1
0.5

0.2
0.01

0.02

0.05

0.1

0.2

0.5

1

2

周 期(秒)

図 4（2） 地震規模の設定方法の影響 UHS の比較（大湊側 鉛直動）

補足1-54510

1.E+00

1.E-01
見直し前
見直し後

年超過確率

1.E-02

1.E-03

1.E-04

1.E-05

1.E-06

1.E-07
0

1000

2000

3000

4000

最大加速度（Gal）
図 5 平均ハザード曲線（周期 0.02 秒，大湊側，水平動）

補足1-55

参考資料 2地震 PRA 詳細評価ケースの主要なシナリオ分析について
地震 PRA 炉心損傷直結シナリオ等の現実的な評価（詳細評価ケース）の結果について，
炉心損傷シーケンス毎に，主要なシナリオの分析を実施した。
1.

ベースケース評価との比較
炉心損傷シーケンス毎の，ベースケースと詳細評価ケース（完全相関）の値の差についての主な要因についてまとめたものを表１に示す。
表 1

ベースケース評価の炉心損傷頻度結果との差の要因

炉心損傷

ベース

詳細評価

シーケンス

ケース

ケース

RBR

3.8E-06

6.5E-08ベースケースとの差の主な要因
RBR シーケンスの詳細評価（添付資料 5 2.1 章，2.2 章参照）
TW シーケンスの詳細評価

TW

1.2E-06

7.8E-08（添付資料 5 2.8 章，2.10 章，2.11 章，2.12 章，2.13 章，2.14 章，2.15 章，2.16 章，2.17 章参照）

TB

1.1E-06

2.6E-06

PCVR

8.9E-073.0E-08LOCA

8.2E-07

2.3E-07

TBU

3.7E-07

1.4E-06TC

3.6E-07

3.6E-13

BYPASS

1.2E-07

8.3E-08

前段ヘディングの成功確率の上昇
PCVR シーケンスの詳細評価（添付資料 5 2.3 章参照）
LOCA シーケンスの詳細評価（添付資料 5 2.4 章参照）
前段ヘディングの成功確率の上昇
TC シーケンスの詳細評価（添付資料 5 2.7 章参照）
BYPASS シーケンスの詳細評価（添付資料 5 2.9 章参照）
CI シーケンスの詳細評価（添付資料 5 2.5 章，2.6CI

6.9E-08

1.9E-07章参照），及び前段ヘディングの成功確率の上昇※後者の影響のほうが大きいため，CDF 上昇

TBD

6.0E-08

2.7E-07

前段ヘディングの成功確率の上昇

TQUX

2.3E-08

2.6E-08

前段ヘディングの成功確率の上昇

TBP

2.0E-08

4.7E-08

前段ヘディングの成功確率の上昇

TQUV

9.5E-09

8.7E-09LOCA2-

2.4E-08

新規シナリオ（添付資料 5 2.4 章参照）

BYPASS2-

1.0E-09

新規シナリオ（添付資料 5 2.9 章参照）

確定論的フラジリティへの不確実さの付与（添付資料 5 2.17 章参照）

補足1-56

2.

シナリオ及び最小カットセット分析
炉心損傷シーケンス毎の，以下の項目についてまとめたものを表 2 に示す。

・主要なシナリオ
炉心損傷シーケンス毎の炉心損傷頻度（CDF）1 位のシーケンス（2 位以下についても値が大きい（1 位が炉心損傷シーケンス毎の CDF の 50%以下，かつ 2 位が 1 位の CDF の 50%以上）場合は 2 位以下についても記載）を対象としてシナリオを抽出・分析
・イベントツリー内のシーケンス No.
上記の主要なシナリオのイベントツリー上でのシーケンス No.
（図 1 の右から 2 列目「No.」に対応）・最小カットセット（MCS）
上記の主要なシナリオの最小カットセットについて，上位のものを抽出
MCS 抽出ルール
炉心損傷頻度に最も寄与している地震加速度において最小カットセットを抽出
基本は上位 5 位までを記載
ただし，炉心損傷頻度で同値が続く場合は 6 位以下についても記載
また，寄与割合で 1%以下の場合は記載しない
寄与割合は，MCS 計算による値（BDD 手法は用いていないため厳密解ではない）

補足1-57

補足1-58

炉心損傷

頻度2.6E-06

1.4E-06

2.7E-07

2.3E-07

1.9E-07

8.3E-08

7.8E-08

炉心損傷

シーケンス

TB

TBU

TBD

LOCA

CI

BYPASS

TW

地震により外部電源喪失が発生し，HPCF（S/P 水源）による原子炉注水に至るシナリオ成功する。その後，RHR 及び格納容器ベントに失敗することで炉心損傷に

69

地震により格納容器バイパスが発生し炉心損傷に至るシナリオ

1

1

176

地震により計測・制御系喪失となり直接炉心損傷に至るシナリオ

傷に至るシナリオ
174

171

地震により最終ヒートシンク喪失が発生する。また地震により S/R 弁が構造損傷していることで，開動作による圧力制御に失敗し LOCA となり炉心損

173

169

166

167

の Sq No.

ツリー内

イベント

地震により直流電源喪失となり直接炉心損傷に至るシナリオ

炉心損傷に至るシナリオ

地震により最終ヒートシンク喪失が発生する。更に RCIC の機能喪失により傷に至るシナリオ

水及び原子炉減圧に成功するものの，消防車による注水継続に失敗し炉心損

地震により最終ヒートシンク喪失が発生する。その後，RCIC による初期注

至るシナリオ

し，その後の消防車による注水継続のための原子炉減圧に失敗し炉心損傷に

地震により最終ヒートシンク喪失が発生する。RCIC による初期注水が成功

主要なシナリオ

炉心損傷シーケンス毎の主要なシナリオ分析（1/2）

1

1

1

1

2

1

位

順

表 2

表 3-8

表 3-7

表 3-6

表 3-5

表 3-4

表 3-3

表 3-2

表 3-1

表番号

1500gal

2400gal

2400gal1950gal

2200gal1750gal1650gal1650gal

地震加速度

MCS を抽出した

MCS

補足1-59

3.6E-13TC

3.0E-08

PCVR

8.7E-09

4.7E-08

TBP

TQUV

6.5E-08

RBR

2.6E-08

頻度

シーケンス

TQUX

炉心損傷

炉心損傷

1

1

1

1

1

1

位

順
主要なシナリオ

炉心損傷シーケンス毎の主要なシナリオ分析（2/2）

喪失により炉心損傷に至るシナリオ

RPT，S/R 弁の開，HPCF による炉水位制御に成功するものの，SLC 機能

地震により過渡事象が発生し，スクラムに失敗し ATWS となる。その後に至るシナリオ

するが低圧注水機能（LPFL 及び代替注水）に失敗することにより炉心損傷

高圧注水機能（HPCF 及び RCIC）に失敗する。その後原子炉減圧には成功

地震により過渡事象が発生し，スクラム及び圧力制御には成功するものの，とで炉心損傷に至るシナリオ

高圧注水機能（HPCF 及び RCIC）に失敗し，更に原子炉減圧に失敗するこ地震により過渡事象が発生し，スクラム及び圧力制御には成功するものの，るシナリオ

地震により原子炉格納容器又は原子炉圧力容器が損傷し，直接炉心損傷に至の開放には成功するが S/R 弁の再閉鎖に失敗し炉心損傷に至るシナリオ

地震により最終ヒートシンク喪失が発生する。その後のスクラム及び S/R 弁

作に失敗することで炉心損傷に至るシナリオ

タイミングへの影響や，地絡方向継電器への悪影響等が発生し，その復旧操地震により原子炉建屋が傾斜し，水位計の誤差等に起因する ECCS の動作

表 2

49

14

15

177

170

178

の Sq No.

ツリー内

イベント

表 3-14

表 3-13

表 3-12

表 3-11

表 3-10

表 3-9

表番号

150gal1350gal150gal2400gal

1600gal2800gal

地震加速度

MCS を抽出した

MCS

補足1-60

RCIC による初期注水が成功し，その後の消防車による注水継続のために減圧しようとするが，逃がし安全弁が損傷していることにより炉心損傷に至るシナリ
オ

地震加速度大(R/B 下部水平 120gal*1)

建屋間配管損傷

緊急用 M/C(GTG) *2

RCIC による初期注水が成功し，その後の消防車による注水継続のために減圧しようとするが，逃がし安全弁が損傷していることにより炉心損傷に至るシナリ
オ

地震加速度大(R/B 下部水平 120gal*1)

建屋間配管損傷

緊急用 M/C(非常電源分岐盤) *2

RCIC による初期注水が成功し，その後の消防車による注水継続のために減圧しようとするが，逃がし安全弁が損傷していることにより炉心損傷に至るシナリ
オ

地震加速度大(R/B 下部水平 120gal*1)

建屋間配管損傷

地下軽油タンク*2

RCIC による初期注水が成功し，その後の消防車による注水継続のために減圧しようとするが，逃がし安全弁が損傷していることにより炉心損傷に至るシナリ
オ

地震加速度大(R/B 下部水平 120gal*1)

建屋間配管損傷

緊急用 M/C(緊急用 M/C) *2

逃がし安全弁（18 弁）地震により建屋間配管（RCW 配管等）が損傷し最終ヒートシンク喪失となる。

地震発生頻度逃がし安全弁（18 弁）地震により建屋間配管（RCW 配管等）が損傷し最終ヒートシンク喪失となる。

地震発生頻度逃がし安全弁（18 弁）地震により建屋間配管（RCW 配管等）が損傷し最終ヒートシンク喪失となる。

地震発生頻度逃がし安全弁（18 弁）地震により建屋間配管（RCW 配管等）が損傷し最終ヒートシンク喪失となる。

説明

地震の発生頻度

カットセット*2: 減圧等のための電源として，緊急用 M/C からの受電には失敗しているものの電源車からの給電に成功*1: 地震加速度 120gal 以上が地震 PRA の評価範囲（「地震加速度大」信号によるスクラム設定点を目安）

4

3

2

1

順位

表 3-1 TB（シーケンス No：167，地震加速度 1650gal）における主要な最小カットセット（1/2）

7.24%

7.24%

7.24%

7.24%

ける寄与割合1650gal にお補足1-61

RCIC による初期注水が成功し，その後の消防車による注水継続のために減圧しようとするが，逃がし安全弁が損傷していることにより炉心損傷に至るシナリ
オ

地震加速度大(R/B 下部水平 120gal*1)

建屋間配管損傷

緊急用 M/C(154kV 変電所建屋地盤) *2

RCIC による初期注水が成功し，その後の消防車による注水継続のために減圧しようとするが，逃がし安全弁が損傷していることにより炉心損傷に至るシナリ
オ

地震加速度大(R/B 下部水平 120gal*1)

建屋間配管損傷

緊急用 M/C(電路(緊急用 M/C〜R/B 地下洞道)) *2

RCIC による初期注水が成功し，その後の消防車による注水継続のために減圧しようとするが，逃がし安全弁が損傷していることにより炉心損傷に至るシナリ
オ

地震加速度大(R/B 下部水平 120gal*1)

建屋間配管損傷

緊急用 M/C(7 号機緊急用屋外電源切替箱) *2

逃がし安全弁（18 弁）地震により建屋間配管（RCW 配管等）が損傷し最終ヒートシンク喪失となる。

地震発生頻度逃がし安全弁（18 弁）地震により建屋間配管（RCW 配管等）が損傷し最終ヒートシンク喪失となる。

地震発生頻度逃がし安全弁（18 弁）地震により建屋間配管（RCW 配管等）が損傷し最終ヒートシンク喪失となる。

説明

地震発生頻度

カットセット*2: 減圧等のための電源として，緊急用 M/C からの受電には失敗しているものの電源車からの給電に成功*1: 地震加速度 120gal 以上が地震 PRA の評価範囲（「地震加速度大」信号によるスクラム設定点を目安）

7

6

5

順位

表 3-1 TB（シーケンス No：167，地震加速度 1650gal）における主要な最小カットセット（2/2）

7.24%

7.24%

7.24%

ける寄与割合1650gal にお補足1-62

その後，RCIC による初期注水及び減圧に成功するものの，MUWC 配管が損傷していることにより消防車による注水継続に失敗し，炉心損傷に至るシナリオ

地震加速度大(R/B 下部水平 120gal*1)

建屋間配管損傷

その後，RCIC による初期注水及び減圧に成功するものの，MUWC 配管が損傷していることにより消防車による注水継続に失敗し，炉心損傷に至るシナリオ

地震加速度大(R/B 下部水平 120gal*1)

建屋間配管損傷

その後，RCIC による初期注水及び減圧に成功するものの，MUWC 配管が損傷していることにより消防車による注水継続に失敗し，炉心損傷に至るシナリオ

地震加速度大(R/B 下部水平 120gal*1)

建屋間配管損傷

その後，RCIC による初期注水及び減圧に成功するものの，MUWC 配管が損傷していることにより消防車による注水継続に失敗し，炉心損傷に至るシナリオ

地震加速度大(R/B 下部水平 120gal*1)

建屋間配管損傷

MUWC 配管

緊急用 M/C(緊急用 M/C) *2

地震により建屋間配管（RCW 配管等）が損傷し最終ヒートシンク喪失となる。

地震発生頻度MUWC 配管

緊急用 M/C(非常電源分岐盤) *2

地震により建屋間配管（RCW 配管等）が損傷し最終ヒートシンク喪失となる。

地震発生頻度MUWC 配管

緊急用 M/C(GTG) *2

地震により建屋間配管（RCW 配管等）が損傷し最終ヒートシンク喪失となる。

地震発生頻度MUWC 配管

地下軽油タンク*2

地震により建屋間配管（RCW 配管等）が損傷し最終ヒートシンク喪失となる。

説明

地震発生頻度

カットセット*2: 減圧・注水ラインナップ等のための電源として，緊急用 M/C からの受電には失敗しているものの電源車からの給電に成功*: 地震加速度 120gal 以上が地震 PRA の評価範囲（「地震加速度大」信号によるスクラム設定点を目安）

4

3

2

1

順位

表 3-2 TB（シーケンス No：166，地震加速度 1650gal）における主要な最小カットセット（1/2）

8.22%

8.22%

8.22%

8.22%

ける寄与割合1650gal にお補足1-63

その後，RCIC による初期注水及び減圧に成功するものの，MUWC 配管が損傷していることにより消防車による注水継続に失敗し，炉心損傷に至るシナリオ

地震加速度大(R/B 下部水平 120gal*1)

建屋間配管損傷

その後，RCIC による初期注水及び減圧に成功するものの，MUWC 配管が損傷していることにより消防車による注水継続に失敗し，炉心損傷に至るシナリオ

地震加速度大(R/B 下部水平 120gal*1)

建屋間配管損傷

その後，RCIC による初期注水及び減圧に成功するものの，MUWC 配管が損傷していることにより消防車による注水継続に失敗し，炉心損傷に至るシナリオ

地震加速度大(R/B 下部水平 120gal*1)

建屋間配管損傷

MUWC 配管

緊急用 M/C(7 号機緊急用屋外電源切替箱) *2

地震により建屋間配管（RCW 配管等）が損傷し最終ヒートシンク喪失となる。

地震発生頻度MUWC 配管

緊急用 M/C(電路(緊急用 M/C〜R/B 地下洞道)) *2

地震により建屋間配管（RCW 配管等）が損傷し最終ヒートシンク喪失となる。

地震発生頻度MUWC 配管

緊急用 M/C(154kV 変電所建屋地盤) *2

地震により建屋間配管（RCW 配管等）が損傷し最終ヒートシンク喪失となる。

説明

地震発生頻度

カットセット*2: 減圧・注水ラインナップ等のための電源として，緊急用 M/C からの受電には失敗しているものの電源車からの給電に成功*1: 地震加速度 120gal 以上が地震 PRA の評価範囲（「地震加速度大」信号によるスクラム設定点を目安）

7

6

5

順位

表 3-2 TB（シーケンス No：166，地震加速度 1650gal）における主要な最小カットセット（2/2）

8.22%

8.22%

8.22%

ける寄与割合1650gal にお補足1-64

また主蒸気系配管が損傷することで RCIC ポンプへの蒸気供給が不能となり，原子炉注水ができないことから炉心損傷に至るシナリオ

地震加速度大(R/B 下部水平 120gal*)

建屋間配管損傷

また，RCIC 配管が損傷することで RCIC による原子炉注水ができないことか
ら炉心損傷に至るシナリオ

地震加速度大(R/B 下部水平 120gal*)

建屋間配管損傷

また給水系配管が損傷することで RCIC による原子炉注水ができないことから炉心損傷に至るシナリオ

地震加速度大(R/B 下部水平 120gal*)

建屋間配管損傷

また RCIC の水源の CSP から S/P への切替操作に失敗し，炉心損傷に至るシナ
リオ

地震加速度大(R/B 下部水平 120gal*)

建屋間配管損傷

また RCIC 注水ラインの原子炉給水ライン隔離弁(B)が損傷することで原子炉注
水不能となり炉心損傷に至るシナリオ

地震加速度大(R/B 下部水平 120gal*)

建屋間配管損傷

給水ライン B 隔離弁

地震により建屋間配管（RCW 配管等）が損傷し最終ヒートシンク喪失となる。

地震発生頻度E51-F006-水源切替操作失敗(初期対応)

地震により建屋間配管（RCW 配管等）が損傷し最終ヒートシンク喪失となる。

地震発生頻度

格納容器内配管(給水系)

地震により建屋間配管（RCW 配管等）が損傷し最終ヒートシンク喪失となる。

地震発生頻度RCIC 配管

地震により建屋間配管（RCW 配管等）が損傷し最終ヒートシンク喪失となる。

地震発生頻度

格納容器内配管(主蒸気系)

地震により建屋間配管（RCW 配管等）が損傷し最終ヒートシンク喪失となる。

説明

地震発生頻度

カットセット*: 地震加速度 120gal 以上が地震 PRA の評価範囲（「地震加速度大」信号によるスクラム設定点を目安）

5

4

3

2

1

順位

表 3-3 TBU（シーケンス No：169，地震加速度 1750gal）における主要な最小カットセット

3.99%

8.60%

13.17%

13.31%

51.72%

ける寄与割合1750gal にお補足1-65

ケーブルトレイ

地震加速度大(R/B 下部水平 120gal*)

地震発生頻度

直流 125V 主母線盤

地震加速度大(R/B 下部水平 120gal*)

地震発生頻度

直流 125V 充電器盤

地震加速度大(R/B 下部水平 120gal*)

地震発生頻度

電線管

地震加速度大(R/B 下部水平 120gal*)

地震発生頻度

カットセット

地震により直流電源のケーブルトレイが損傷し，直接炉心損傷に至るシナリオ

地震により直流 125V 主母線盤が損傷し，直接炉心損傷に至るシナリオ

地震により直流 125V 充電器盤が損傷し，直接炉心損傷に至るシナリオ

地震により直流電源の電線管が損傷し，直接炉心損傷に至るシナリオ

説明*: 地震加速度 120gal 以上が地震 PRA の評価範囲（「地震加速度大」信号によるスクラム設定点を目安）

4

3

2

1

順位

表 3-4 TBD（シーケンス No：173，地震加速度 2200gal）における主要な最小カットセット

1.69%

14.00%

18.06%

66.25%

ける寄与割合2200gal にお補足1-66

により S/R 弁が構造損傷していることで，開動作による事象初期の圧力制御に失敗し，一次系バウンダリの破断により LOCA が発生し炉心損傷に至るシナリオ

建屋損傷(RCIC 健全)

逃がし安全弁（18 弁）るシナリオ

逃がし安全弁（18 弁）地震加速度大(R/B 下部水平 120gal*)

力制御に失敗し，一次系バウンダリの破断により LOCA が発生し炉心損傷に至建屋間配管損傷

地震により原子炉建屋の一部が損傷し最終ヒートシンク喪失となる。また地震

また地震により S/R 弁が構造損傷していることで，開動作による事象初期の圧

地震加速度大(R/B 下部水平 120gal*)

地震発生頻度

地震により建屋間配管（RCW 配管等）が損傷し最終ヒートシンク喪失となる。

説明

地震発生頻度

カットセット*: 地震加速度 120gal 以上が地震 PRA の評価範囲（「地震加速度大」信号によるスクラム設定点を目安）

2

1

順位

表 3-5 LOCA（シーケンス No：171，地震加速度 1950gal）における主要な最小カットセット

6.08%

93.92%

ける寄与割合1950gal にお補足1-67

至るシナリオ

地震加速度大(R/B 下部水平 120gal*)

バックアップ操作に失敗することで計測・制御系喪失となり炉心損傷に至るシ
ナリオ

地震加速度大(R/B 下部水平 120gal*)

直立盤（制御盤・多重伝送盤）

ックアップ操作に失敗することで計測・制御系喪失となり炉心損傷に至るシナ
リオ

地震加速度大(R/B 下部水平 120gal*)

交流 120V バイタル分電盤

アップ操作に失敗することで計測・制御系喪失となり炉心損傷に至るシナリオ

地震加速度大(R/B 下部水平 120gal*)

失敗することで計測・制御系喪失となり炉心損傷に至るシナリオ

地震加速度大(R/B 下部水平 120gal*)

チャタリング時のバックアップ

ベンチ盤

地震によりベンチ盤においてチャタリングが発生し，そのバックアップ操作に地震発生頻度チャタリング時のバックアップ

バイタル交流電源装置

地震によりバイタル交流電源装置においてチャタリングが発生し，そのバック

地震発生頻度チャタリング時のバックアップ

地震により交流 120V バイタル分電盤においてチャタリングが発生し，そのバ地震発生頻度チャタリング時のバックアップ

地震により直立盤（制御盤・多重伝送盤）においてチャタリングが発生し，その地震発生頻度

コントロール建屋（C/B）

地震によりコントロール建屋が損傷し，計測・制御系喪失となり直接炉心損傷に説明

地震発生頻度

カットセット*: 地震加速度 120gal 以上が地震 PRA の評価範囲（「地震加速度大」信号によるスクラム設定点を目安）

5

4

3

2

1

順位

表 3-6 CI（シーケンス No：174，地震加速度 2400gal）における主要な最小カットセット

5.59%

8.73%

8.73%

11.26%

61.56%

ける寄与割合2400gal にお補足1-68

備が破断した後，隔離弁が損傷している場合に破断箇所の隔離に失敗し，バイパ
ス破断が発生する。
その後，以下のシナリオにより事象緩和に失敗し，炉心損傷に至るシナリオ
・TAF で水位維持（HPCF 注水）地震加速度大(R/B 下部水平 120gal*)

耐震 B クラス配管破損(確率値 1)

CUW 吸込ライン隔離弁

CUW バイパスバックアップに破断箇所の隔離に失敗し，バイパス破断が発生するシナリオ

地震加速度大(R/B 下部水平 120gal*)

備が破断した後，隔離弁の電源系（6.9kV メタクラ）が損傷している場合に破断箇所の隔離に失敗し，バイパス破断が発生する。その後，弁の駆動電源のケーブ
ルを健全な MCC に接続する等の対応に失敗し，また事象緩和（本シーケンス順
位 1 位のシナリオ参照）についても失敗し炉心損傷に至るシナリオ

地震加速度大(R/B 下部水平 120gal*)

耐震 B クラス配管破損(確率値 1)

6.9kV メタクラ

CUW 弁電源故障バックアップ

CUW バイパスバックアップ

地震により，原子炉冷却材浄化系（CUW）の隔離弁の下流側の耐震 B クラス設

地震発生頻度RCIC 蒸気ライン隔離弁

RCIC 配管

地震により RCIC 蒸気ラインの配管が破断した後，隔離弁が損傷している場合

地震発生頻度モデル化）（上記シナリオの失敗は，人的過誤「CUW バイパスバックアップ」で代表して・格納容器ベント

・MUWC による原子炉注水・急速減圧

地震により，原子炉冷却材浄化系（CUW）の隔離弁の下流側の耐震 B クラス設

説明

地震発生頻度

カットセット*: 地震加速度 120gal 以上が地震 PRA の評価範囲（「地震加速度大」信号によるスクラム設定点を目安）

3

2

1

順位

表 3-7 BYPASS（シーケンス No：176，地震加速度 2400gal）における主要な最小カットセット（1/2）

8.59%

19.06%

58.43%

ける寄与割合2400gal にお補足1-69

備が破断した後，隔離弁の電源系（外部電源及びディーゼル発電設備）が損傷している場合に破断箇所の隔離に失敗し，バイパス破断が発生する。その後，事象緩和（本シーケンス順位 1 位のシナリオ参照）についても失敗し炉心損傷に至るシナリオ

地震加速度大(R/B 下部水平 120gal*)

耐震 B クラス配管破損(確率値 1)

外部電源(セラミックインシュレータ)非常用ディーゼル発電設備

備が破断した後，隔離弁の電源系（480V MCC）が損傷している場合に破断箇所の隔離に失敗し，バイパス破断が発生する。その後，弁の駆動電源のケーブルを
健全な MCC に接続する等の対応に失敗し，また事象緩和（本シーケンス順位 1
位のシナリオ参照）についても失敗し炉心損傷に至るシナリオ

地震加速度大(R/B 下部水平 120gal*)

耐震 B クラス配管破損(確率値 1)

480V MCC

CUW 弁電源故障バックアップ

CUW バイパスバックアップ

地震により，原子炉冷却材浄化系（CUW）の隔離弁の下流側の耐震 B クラス設

地震発生頻度CUW バイパスバックアップ

地震により，原子炉冷却材浄化系（CUW）の隔離弁の下流側の耐震 B クラス設

説明

地震発生頻度

カットセット*: 地震加速度 120gal 以上が地震 PRA の評価範囲（「地震加速度大」信号によるスクラム設定点を目安）

5

4

順位

表 3-7 BYPASS（シーケンス No：176，地震加速度 2400gal）における主要な最小カットセット（2/2）

6.38%

6.64%

ける寄与割合2400gal にお補足1-70する。その後，RHR 弁の損傷により RHR が機能喪失し，格納容器ベントを実施するものの，外部水源からの注水（消防車）のための原子炉減圧に失敗することで炉心損傷に至るシナリオ

地震加速度大(R/B 下部水平 120gal*)

外部電源(セラミックインシュレータ)淡水貯水池

する。その後，RHR 弁の損傷により RHR が機能喪失し，格納容器ベントを実施するものの，外部水源からの注水（消防車）のための原子炉減圧に失敗することで炉心損傷に至るシナリオ

地震加速度大(R/B 下部水平 120gal*)

外部電源(セラミックインシュレータ)防火水槽

する。その後，RHR 弁の損傷により RHR が機能喪失し，格納容器ベントを実施するものの，外部水源からの注水（消防車）のための原子炉減圧に失敗することで炉心損傷に至るシナリオ

地震加速度大(R/B 下部水平 120gal*)

外部電源(セラミックインシュレータ)淡水貯水池

逃がし安全弁（18 弁）

RHR 弁(電動弁（ゲート弁）)

貯水池又は海から直接 CSP へ補給

地震により外部電源喪失が発生し，HPCF（S/P 水源）による原子炉注水に成功

地震発生頻度逃がし安全弁（18 弁）

RHR/LPFL 共通弁(電動弁（グローブ弁）)

貯水池又は海から直接 CSP へ補給

地震により外部電源喪失が発生し，HPCF（S/P 水源）による原子炉注水に成功

地震発生頻度逃がし安全弁（18 弁）

RHR/LPFL 共通弁(電動弁（グローブ弁）)

貯水池又は海から直接 CSP へ補給

地震により外部電源喪失が発生し，HPCF（S/P 水源）による原子炉注水に成功

説明

地震発生頻度

カットセット*: 地震加速度 120gal 以上が地震 PRA の評価範囲（「地震加速度大」信号によるスクラム設定点を目安）

3

2

1

順位

表 3-8 TW（シーケンス No：69，地震加速度 1500gal）における主要な最小カットセット（1/2）

3.50%

3.50%

3.50%

ける寄与割合1500gal にお補足1-71する。その後，RHR 弁の損傷により RHR が機能喪失し，格納容器ベントを実施するものの，外部水源からの注水（消防車）のための原子炉減圧に失敗することで炉心損傷に至るシナリオ

地震加速度大(R/B 下部水平 120gal*)

外部電源(セラミックインシュレータ)防火水槽

する。その後，RHR ポンプの損傷により RHR が機能喪失し，格納容器ベントを実施するものの，外部水源からの注水（消防車）のための原子炉減圧に失敗することで炉心損傷に至るシナリオ

地震加速度大(R/B 下部水平 120gal*)

外部電源(セラミックインシュレータ)淡水貯水池

する。その後，RHR ポンプの損傷により RHR が機能喪失し，格納容器ベントを実施するものの，外部水源からの注水（消防車）のための原子炉減圧に失敗することで炉心損傷に至るシナリオ

地震加速度大(R/B 下部水平 120gal*)

外部電源(セラミックインシュレータ)防火水槽

逃がし安全弁（18 弁）

RHR ポンプ

貯水池又は海から直接 CSP へ補給

地震により外部電源喪失が発生し，HPCF（S/P 水源）による原子炉注水に成功

地震発生頻度逃がし安全弁（18 弁）

RHR ポンプ

貯水池又は海から直接 CSP へ補給

地震により外部電源喪失が発生し，HPCF（S/P 水源）による原子炉注水に成功

地震発生頻度逃がし安全弁（18 弁）

RHR 弁(電動弁（ゲート弁）

貯水池又は海から直接 CSP へ補給

地震により外部電源喪失が発生し，HPCF（S/P 水源）による原子炉注水に成功

説明

地震発生頻度

カットセット*: 地震加速度 120gal 以上が地震 PRA の評価範囲（「地震加速度大」信号によるスクラム設定点を目安）

6

5

4

順位

表 3-8 TW（シーケンス No：69，地震加速度 1500gal）における主要な最小カットセット（2/2）

3.46%

3.46%

3.50%

ける寄与割合1500gal にお補足1-72

ミングへの影響や，地絡方向継電器への悪影響等が発生し，その復旧操作に失敗することで炉心損傷に至るシナリオ

地震加速度大(R/B 下部水平 120gal*)

建屋・構築物(原子炉建屋基礎地盤すべり線)

地盤傾斜バックアップ

地震により原子炉建屋が傾斜し，水位計の誤差等に起因する ECCS の動作タイ

説明

地震発生頻度

カットセットその後のスクラム及び S/R 弁の開放には成功するが再閉鎖に失敗し，炉心損傷に至るシナリオ

地震加速度大(R/B 下部水平 120gal*)

建屋間配管損傷

スクラム及び S/R 弁の開放には成功するが再閉鎖に失敗し，炉心損傷に至るシ
ナリオ

地震加速度大(R/B 下部水平 120gal*)

建屋損傷(RCIC 健全)

ランダム_SRV 再閉鎖失敗

地震により原子炉建屋の一部が損傷し最終ヒートシンク喪失となる。その後の地震発生頻度

ランダム_SRV 再閉鎖失敗

地震により建屋間配管（RCW 配管等）が損傷し最終ヒートシンク喪失となる。

説明

地震発生頻度

カットセット*: 地震加速度 120gal 以上が地震 PRA の評価範囲（「地震加速度大」信号によるスクラム設定点を目安）

2

1

順位

表 3-10 TBP（シーケンス No：170，地震加速度 1600gal）における主要な最小カットセット*: 地震加速度 120gal 以上が地震 PRA の評価範囲（「地震加速度大」信号によるスクラム設定点を目安）

1

順位

表 3-9 RBR（シーケンス No：178，地震加速度 2800gal）における主要な最小カットセット

2.01%

97.99%

ける寄与割合1600gal にお100.00%

ける寄与割合2800gal にお補足1-73

炉心損傷に至るシナリオ

地震加速度大(R/B 下部水平 120gal*)

オ

地震加速度大(R/B 下部水平 120gal*)

リオ

地震加速度大(R/B 下部水平 120gal*)

ブラケット類

地震により原子炉圧力容器（ブラケット類）が損傷し，直接炉心損傷に至るシナ

地震発生頻度ノズル

地震加速度大(R/B 下部水平 120gal*)

地震発生頻度

地震により原子炉圧力容器（ノズル）が損傷し，直接炉心損傷に至るシナリオ

炉心損傷に至るシナリオ

地震加速度大(R/B 下部水平 120gal*)

制御棒駆動機構ハウジング貫通孔

地震により原子炉圧力容器（制御棒駆動機構ハウジング貫通孔）が損傷し，直接地震発生頻度

蒸気乾燥器

地震により原子炉圧力容器（蒸気乾燥器）が損傷し，直接炉心損傷に至るシナリ

地震発生頻度原子炉冷却材再循環ポンプ貫通孔

地震により原子炉圧力容器（原子炉冷却材再循環ポンプ貫通孔）が損傷し，直接説明

地震発生頻度

カットセット*: 地震加速度 120gal 以上が地震 PRA の評価範囲（「地震加速度大」信号によるスクラム設定点を目安）

5

4

3

2

1

順位

表 3-11 PCVR（シーケンス No：177，地震加速度 2400gal）における主要な最小カットセット

1.57%

11.83%

17.30%

19.33%

49.03%

ける寄与割合2400gal にお補足1-74

誤信号（ランダム故障）により高圧注水機能（HPCF 及び RCIC）に失敗し，更に原子炉減圧起動操作に失敗することで炉心損傷に至るシナリオ

地震加速度大(R/B 下部水平 120gal*)

L-8 誤信号

誤信号（ランダム故障）により高圧注水機能（HPCF 及び RCIC）に失敗し，更に注水不能の認知失敗により原子炉減圧に失敗し炉心損傷に至るシナリオ

地震加速度大(R/B 下部水平 120gal*)

L-8 誤信号に原子炉減圧起動操作に失敗し炉心損傷に至るシナリオ

高圧系 ECCS SLU 廻り CCF

原子炉減圧起動操作失敗

ジタル系の CCF により高圧注水機能（HPCF 及び RCIC）の起動に失敗し，更地震加速度大(R/B 下部水平 120gal*)

動起動及び原子炉減圧に失敗し炉心損傷に至るシナリオ

注水不能認知失敗

地震により過渡事象が発生し，スクラム及び圧力制御には成功するものの，ディRCIC）の自動起動に失敗し，更に注水不能の認知失敗により高圧注水機能の手

DTM 廻り CCF

地震発生頻度ジタル系の CCF により原子炉水位低信号による高圧注水機能（HPCF 及び

手動起動及び原子炉減圧に失敗し炉心損傷に至るシナリオ

注水不能認知失敗

地震加速度大(R/B 下部水平 120gal*)

び RCIC）の自動起動に失敗し，更に注水不能の認知失敗により高圧注水機能の水位トランスミッタ CCF(3 重)不動+誤高

地震により過渡事象が発生し，スクラム及び圧力制御には成功するものの，ディトランスミッタの CCF により原子炉水位低信号による高圧注水機能（HPCF 及地震加速度大(R/B 下部水平 120gal*)

地震発生頻度

地震により過渡事象が発生し，スクラム及び圧力制御には成功するものの，水位

地震発生頻度

注水不能認知失敗

地震により過渡事象が発生し，スクラム及び圧力制御には成功するものの，L8

地震発生頻度

原子炉減圧起動操作失敗

地震により過渡事象が発生し，スクラム及び圧力制御には成功するものの，L8

説明

地震発生頻度

カットセット*: 地震加速度 120gal 以上が地震 PRA の評価範囲（「地震加速度大」信号によるスクラム設定点を目安）

5

4

3

2

1

順位

表 3-12 TQUX（シーケンス No：15，地震加速度 150gal）における主要な最小カットセット

1.48%

4.64%

9.91%

35.08%

45.87%

る寄与割合

150gal におけ補足1-75

により RCW 配管が損傷することで注水機能（HPCF 及び LPFL）に失敗する。
また，主蒸気系配管が損傷することで RCIC ポンプへの蒸気供給が不能となり
RCIC についても機能喪失する。更に代替注水の起動操作に失敗することにより炉心損傷に至るシナリオ

地震加速度大(R/B 下部水平 120gal*)

RCW 配管

格納容器内配管(主蒸気系)

代替注水起動操作失敗

ことで代替注水に失敗し炉心損傷に至るシナリオ

MUWC 配管

地震により過渡事象が発生し，スクラム及び圧力制御には成功するものの，地震となり RCIC についても機能喪失する。更に MUWC 配管についても損傷する

格納容器内配管(主蒸気系)

地震発生頻度する。また，主蒸気系配管が損傷することで RCIC ポンプへの蒸気供給が不能

RCW 熱交換器とにより炉心損傷に至るシナリオ

代替注水起動操作失敗

により RCW 熱交換器が損傷することで注水機能（HPCF 及び LPFL）に失敗となり RCIC についても機能喪失する。更に代替注水の起動操作に失敗するこ

格納容器内配管(主蒸気系)

地震加速度大(R/B 下部水平 120gal*)

する。また，主蒸気系配管が損傷することで RCIC ポンプへの蒸気供給が不能

RCW 熱交換器

地震により過渡事象が発生し，スクラム及び圧力制御には成功するものの，地震により RCW 熱交換器が損傷することで注水機能（HPCF 及び LPFL）に失敗

地震加速度大(R/B 下部水平 120gal*)

地震発生頻度

地震により過渡事象が発生し，スクラム及び圧力制御には成功するものの，地震説明

地震発生頻度

カットセット*: 地震加速度 120gal 以上が地震 PRA の評価範囲（「地震加速度大」信号によるスクラム設定点を目安）

3

2

1

順位

表 3-13 TQUV（シーケンス No：14，地震加速度 1350gal）における主要な最小カットセット（1/2）

6.09%

6.76%

22.16%

ける寄与割合1350gal にお補足1-76

ることにより炉心損傷に至るシナリオ

RCIC 独立故障

代替注水起動操作失敗する。また RCIC が機能喪失（ランダム故障）し，代替注水の起動操作に失敗す

RCW 熱交換器

オ

代替注水起動操作失敗

により RCW 熱交換器が損傷することで注水機能（HPCF 及び LPFL）に失敗

失する。更に代替注水の起動操作に失敗することにより炉心損傷に至るシナリ

格納容器内配管(給水系)

地震加速度大(R/B 下部水平 120gal*)

する。また，RCIC 注水ライン（給水系配管）が損傷することで RCIC が機能喪

RCW 熱交換器

地震により過渡事象が発生し，スクラム及び圧力制御には成功するものの，地震により RCW 熱交換器が損傷することで注水機能（HPCF 及び LPFL）に失敗

地震加速度大(R/B 下部水平 120gal*)

地震発生頻度

地震により過渡事象が発生し，スクラム及び圧力制御には成功するものの，地震説明

地震発生頻度

カットセット*: 地震加速度 120gal 以上が地震 PRA の評価範囲（「地震加速度大」信号によるスクラム設定点を目安）

5

4

順位

表 3-13 TQUV（シーケンス No：14，地震加速度 1350gal）における主要な最小カットセット（2/2）

4.83%

5.48%

ける寄与割合1350gal にお補足1-77

る。その後 RPT，S/R 弁の開，HPCF による炉水位制御に成功するものの，SLCの操作に失敗し炉心損傷に至るシナリオ

地震加速度大(R/B 下部水平 120gal*)「特殊設定」CR 隣接 4 本挿入失敗なる。その後 RPT，S/R 弁の開，HPCF による炉水位制御に成功するものの，
SLC の操作に失敗し炉心損傷に至るシナリオ

地震加速度大(R/B 下部水平 120gal*)

RPS 故障ARI 機能喪失により ATWS となる。その後 RPT，S/R 弁の開，HPCF による炉水位制御に成功するものの，SLC の操作に失敗し炉心損傷に至るシナリオ

地震加速度大(R/B 下部水平 120gal*)

RPS 故障ARI 機能喪失により ATWS となる。その後 RPT，S/R 弁の開，HPCF による炉水位制御に成功するものの，SLC の操作に失敗し炉心損傷に至るシナリオ

地震加速度大(R/B 下部水平 120gal*)

RPS 故障SLC 関連手動操作失敗

125VDC-7A-母線故障

地震により過渡事象が発生し，RPS のランダム故障，及び直流電源喪失による地震発生頻度SLC 関連手動操作失敗

125VDC-7B-母線故障

地震により過渡事象が発生し，RPS のランダム故障，及び直流電源喪失による地震発生頻度SLC 関連手動操作失敗

ARI 独立故障

地震により過渡事象が発生し，RPS 及び ARI のランダム故障により ATWS と地震発生頻度SLC 関連手動操作失敗

地震により過渡事象が発生し，制御棒挿入失敗（ランダム故障）し ATWS とな

説明

地震発生頻度

カットセット*: 地震加速度 120gal 以上が地震 PRA の評価範囲（「地震加速度大」信号によるスクラム設定点を目安）

4

3

2

1

順位

表 3-14 TC（シーケンス No：49，地震加速度 150gal）における主要な最小カットセット

1.98%

1.98%

38.21%

57.76%

る寄与割合

150gal におけ建屋・構築
建屋間
地震
原子炉
FDW又は
建屋・構築物物
格納容器 Excessive 計測・ 直流 配管損傷・交流電源 RHR破断
外部
地震 加速度補機
MSバイパ（地盤変形大） （格納容器・ バイパス
-LOCA 制御系 電源 建屋一部
(D/G)
LOCA
電源
大
冷却系
ス破断
圧力容器）
損壊

No.

最終状態

1
2 - 5253 - 102103 - 107108 - 111
112 - 135
136 - 159
160 - 172
173
174
175
176
177
178

図1-2へ
図1-4へ
図1-6へ
図1-7へ
図1-8へ
図1-9へ
図1-10へTBD
CI
LOCA
BYPASS
PCVR
RBR

図 1-1 イベントツリー（階層イベントツリー）

過渡事象

スクラム

SRV開

SRV再閉
鎖

CSP

HPCF

RCIC

減圧

LPFL

代替注水
（MUWC）

図 1-2 イベントツリー（過渡事象）

補足1-78

RHR

格納容器
ベント

No.

最終状態

2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
14
15
16
17
18
19
20
21
22
23
24
25
26
27
28
29
30
31
32
33
34
35
36
37
38
39
40
41
42
43
44
45
46
47 - 52

TW
TW
TW
TW
TQUV
TQUX
TW
TW
TW
TQUV
TQUX
TW
TW
TW
TQUV
TQUX
TW
TW
TQUV
TQUX
LOCA
図1-3へ

過渡事象
ATWS

RPT

SRV開

HPCF

反応度制
御

RHR

No.

最終状態

47
48
49
50
51
52

TW
TC
TC
TC
TC

図 1-3 イベントツリー（過渡事象 ATWS）

外部電源
喪失

スクラム

SRV開

SRV再閉
鎖

CSP

HPCF

RCIC

減圧

LPFL

代替注水
（MUWC）

図 1-4 イベントツリー（外部電源喪失）

補足1-79

RHR

格納容器
ベント

No.

最終状態

53
54
55
56
57
58
59
60
61
62
63
64
65
66
67
68
69
70
71
72
73
74
75
76
77
78
79
80
81
82
83
84
85
86
87
88
89
90
91
92
93
94
95
96
97
98 - 102

TW
TW
TW
TW
TQUV
TQUX
TW
TW
TW
TQUV
TQUX
TW
TW
TW
TQUV
TQUX
TW
TW
TQUV
TQUX
LOCA
図1-5へ

外部電源
喪失
ATWS

SRV開

HPCF

反応度制
御

RHR

No.

最終状態

98
99
100
101
102

TW
TC
TC
TC

図 1-5 イベントツリー（外部電源喪失 ATWS）

FDW又は
MSバイパ スクラム
ス破断

HPCF

RHR

格納容器ベント

No.

最終状態

103
104
105
106
107

TW
BYPASS2TC

図 1-6 イベントツリー（FDW 又は MS バイパス破断）

RHR破断
LOCA

スクラム

HPCF

格納容器ベント

No.

最終状態

108
109
110
111

TW
LOCA2
TC

図 1-7 イベントツリー（RHR 破断 LOCA）

全交流電
源喪失

スクラム

SRV開

SRV再閉
鎖

RCIC

RCIC延命代替電源 代替電源
措置/CSP（GTG） （電源車）
補給

減圧

代替注水
（MUWC）

消防車

図 1-8 イベントツリー（全交流電源喪失）

補足1-80

RHR

格納容器
ベント

No.

最終状態

112
113
114
115
116
117
118
119
120
121
122
123
124
125
126
127
128
129
130
131
132
133
134
135

TW
TW
TW
TB
TB
TW
TW
TW
TB
TB
TB
TBU
TBP
LOCA
TC

最終ヒート
シンク及び
スクラム
全交流電
源喪失

SRV開

SRV再閉
鎖

RCIC

RCIC延命代替電源 代替電源
措置/CSP（GTG） （電源車）
補給

減圧

代替注水
（MUWC）

消防車

RHR

格納容器
ベント

No.

最終状態

136
137
138
139
140
141
142
143
144
145
146
147
148
149
150
151
152
153
154
155
156
157
158
159

TW
TW
TW
TB
TB
TW
TW
TW
TB
TB
TB
TBU
TBP
LOCA
TC

図 1-9 イベントツリー（最終ヒートシンク及び全交流電源喪失）

建屋間
配管損傷・建スクラム
屋一部損壊によるLUHS

SRV開

SRV再閉
鎖

RCIC

代替電源 代替電源（GTG） （電源車）

減圧

消防車

格納容器
ベント

No.

最終状態

160
161
162
163
164
165
166
167
168
169
170
171
172

TW
TB
TB
TW
TB
TB
TB
TBU
TBP
LOCA
TC

図 1-10 イベントツリー（建屋間配管損傷・建屋一部損壊による LUHS）

補足1-81

添付資料6

補足1-82

補足1-83

添付資料7

補足1-84

補足1-85

補足1-86

補足1-87