資料番号：PS-6-4-1 改0

H29.8.3 日本原子力発電株式会社

東海第二発電所

重大事故等対策の有効性評価

水素燃焼

比較表

3.重大事故 3.4 水素燃焼
比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 6 月 21 日版）

東海第二発電所

3.4 水素燃焼

3.4 水素燃焼

3.4.1 格納容器破損モードの特徴，格納容器破損防止対策

3.4.1 格納容器破損モードの特徴，格納容器破損防止対策(1) 格納容器破損モード内のプラント損傷状態

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応(1) 格納容器破損モード内のプラント損傷状態

格納容器破損モード「水素燃焼」に至る可能性のあるプラント損傷状態は，確率論的リスク評

格納容器破損モード「水素燃焼」に至る可能性のあるプラント損傷状態は，確率論的リスク評価

価の結果からは抽出されない。このため，「1.2 評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとの結果からは抽出されない。このため，「1.2 評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，

おり，「水素燃焼」の観点で評価することが適切と考えられる評価事故シーケンスを選定する。

「水素燃焼」の観点で評価することが適切と考えられる評価事故シーケンスを選定する。

(2) 格納容器破損モードの特徴及び格納容器破損防止対策の基本的考え方(2) 格納容器破損モードの特徴及び格納容器破損防止対策の基本的考え方

格納容器破損モード「水素燃焼」では，ジルコニウム−水反応，水の放射線分解，金属腐食，格納容器破損モード「水素燃焼」では，ジルコニウム−水反応，水の放射線分解，金属腐食及び溶融炉心・コンクリート相互作用等によって発生する水素ガスによって原子炉格納容器内の水素溶融炉心・コンクリート相互作用等により発生する水素によって格納容器内の水素濃度が上昇し，濃度が上昇し，水の放射線分解によって発生する酸素ガスによって原子炉格納容器内の酸素濃度

水の放射線分解により発生する酸素によって格納容器内の酸素濃度が上昇する。このため，緩和措が上昇する。このため，緩和措置がとられない場合には，ジルコニウム−水反応等によって発生置がとられない場合には，ジルコニウム−水反応等により発生する水素と格納容器内の酸素が反応する水素ガスと原子炉格納容器内の酸素ガスが反応することによって激しい燃焼が生じ，原子炉することによって激しい燃焼が生じ，格納容器の破損に至る。

格納容器の破損に至る。
したがって，本格納容器破損モードは，窒素ガス置換による原子炉格納容器内雰囲気の不活性したがって，本格納容器破損モードでは，窒素置換による格納容器内雰囲気の不活性化及び格納化によって，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度が可燃領域に至ることを防止することに容器内への窒素供給によって，格納容器内の水素濃度及び酸素濃度が可燃領域に至ることを防止す

より，原子炉格納容器の破損を防止する。また，溶融炉心・コンクリート相互作用による水素ガることにより，格納容器の破損を防止する。また，溶融炉心・コンクリート相互作用による水素発

ス発生に対しては「3.5 溶融炉心・コンクリート相互作用」のとおり，格納容器下部注水によっ生に対しては「3.5 溶融炉心・コンクリート相互作用」のとおり，コリウムシールドの設置及びペて水素ガス発生を抑制する。

デスタル（ドライウェル部）注水によって水素発生を抑制する。

・設備，運用の違い

・設備の違い

（添付資料 3.4.1，3.4.2，3.4.3，3.4.4，3.4.5，3.4.6，3.4.7）
なお，6 号及び 7 号炉において重大事故が発生した場合，ジルコニウム−水反応によって水

なお，東海第二発電所において重大事故が発生した場合，ジルコニウム−水反応によって水素濃

素濃度は 13vol%※1 を大きく上回る。このため，本格納容器破損モードによる原子炉格納容器の度は 13vol％※１を大きく上回る。このため，本格納容器破損モードによる格納容器の破損を防止す

破損を防止する上では，酸素濃度が可燃領域に至ることを防止することが重要であり，水の放射る上では，酸素濃度が可燃領域に至ることを防止することが重要であり，水の放射線分解，金属腐

線分解，金属腐食，溶融炉心・コンクリート相互作用等による水素ガス発生の影響は小さい。

食及び溶融炉心・コンクリート相互作用等による水素発生の影響は小さい。

※1 原子炉格納容器内の水素濃度がドライ条件に換算して 13vol%以下又は酸素濃度が 5vol%以下であれば爆轟を防止できると判断される。
(3) 格納容器破損防止対策※１ 格納容器の水素濃度がドライ条件に換算して 13vol％以下又は酸素濃度が 5vol％以下であれば爆轟を防止できると判断される。
(3) 格納容器破損防止対策

格納容器破損モード「水素燃焼」で想定される事故シーケンスに対して，窒素ガス置換による格納容器破損モード「水素燃焼」で想定される事故シーケンスに対して，窒素置換による格納容

原子炉格納容器内雰囲気の不活性化により，水素燃焼による原子炉格納容器の破損を防止する。

器内雰囲気の不活性化及び可搬型窒素供給装置を用いた格納容器内への窒素供給により，水素燃焼による格納容器破損を防止する。

「3.4.2 格納容器破損防止対策の有効性評価」に示すとおり，格納容器破損モード「水素燃焼」「3.4.2 格納容器破損防止対策の有効性評価」に示すとおり，格納容器破損モード「水素燃焼」

において評価対象とした事故シーケンスは，「3.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器において評価対象とした事故シーケンスは，「3.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過過圧・過温破損）」のうち，「3.1.2 代替循環冷却系を使用する場合」と同じであることから，格圧・過温破損）」のうち，「3.1.2 代替循環冷却系を使用する場合」と同じであることから，格納納容器破損防止対策は「3.1.2.1 格納容器破損防止対策」と同じである。

容器破損防止対策は「3.1.2.1 格納容器破損防止対策」と同じである。

1・設備，運用の違い

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

3.重大事故 3.4 水素燃焼
比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 6 月 21 日版）

東海第二発電所
3.4.2 格納容器破損防止対策の有効性評価

3.4.2 格納容器破損防止対策の有効性評価(1) 有効性評価の方法(1) 有効性評価の方法
本格納容器破損モードを評価する上で選定した評価事故シーケンスは，「1.2 評価対象の整理

本格納容器破損モードを評価する上で選定した評価事故シーケンスは，「1.2 評価対象の整理及及び評価項目の設定」に示すとおり，酸素濃度が他のプラント損傷状態よりも相対的に高くなる

び評価項目の設定」に示すとおり，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事 ・水素燃焼シーケンスの選定理可能性が考えられ，炉心損傷を防止できない事故シーケンスとして抽出されている「大破断 LOCA

故シーケンスであるが，格納容器において事象進展を緩和できると考えられる事故シーケンスとし＋ECCS 注水機能喪失+全交流動力電源喪失」である。

て抽出されている「大破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋全交流動力電源喪由の違い失」である。
この事故シーケンスは，「3.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」

この事故シーケンスは，「3.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」の評価事故シーケンスと同じであることから，本格納容器破損モードの評価事故シーケンスは，の評価事故シーケンスと同じであることから，本格納容器破損モードの評価事故シーケンスは，「3.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」のうち，「3.1.2 代替循環

「3.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」のうち，「3.1.2 代替循環

冷却系を使用する場合」と同じ評価事故シーケンスとした。また，評価事故シーケンスを「3.1.3

冷却系を使用する場合」と同じ評価事故シーケンスとした。また，評価事故シーケンスを「3.1.3 代

代替循環冷却系を使用しない場合」の評価事故シーケンスとしない理由は，「3.1.3 代替循環冷

替循環冷却系を使用しない場合」の評価事故シーケンスとしない理由は，「3.1.3 代替循環冷却系

却系を使用しない場合」では格納容器圧力逃がし装置に期待することで，原子炉格納容器内の気を使用しない場合」では格納容器圧力逃がし装置に期待することで，格納容器内の気体が排出され，体が排出され，水素ガス及び酸素ガスの絶対量が減少するとともに、サプレッション・チェンバ

水素及び酸素の絶対量が減少することで，原子炉格納容器内での水素燃焼の可能性が無視できる状 ・東海第二ではドライ酸素濃度のプール水等の減圧沸騰で発生する水蒸気により水素濃度及び酸素濃度が低下することで，原子態となるためである。

炉格納容器内での水素燃焼の可能性が無視できる状態となるためである。
（添付資料 3.4.1）
本評価事故シーケンスでは，炉心における崩壊熱，燃料棒内温度変化，燃料棒表面熱伝達，燃本評価事故シーケンスでは，炉心における崩壊熱，燃料棒内温度変化，燃料棒表面熱伝達，燃料料被覆管酸化，燃料被覆管変形，沸騰・ボイド率変化，気液分離（水位変化）・対向流，原子炉被覆管酸化，燃料被覆管変形，沸騰・ボイド率変化，気液分離（水位変化）・対向流，原子炉圧力圧力容器における ECCS 注水（給水系・代替注水設備含む），炉心損傷後の原子炉圧力容器にお容器におけるＥＣＣＳ注水（給水系・代替注水設備含む），炉心損傷後の原子炉圧力容器におけるけるリロケーション，構造材との熱伝達，放射線水分解等による水素ガス・酸素ガス発生，原子

リロケーション，構造材との熱伝達，原子炉圧力容器破損，放射線水分解等による水素・酸素発生，

炉圧力容器内 FP 挙動，原子炉格納容器における格納容器各領域間の流動，サプレッション・プ

原子炉圧力容器内ＦＰ挙動，原子炉格納容器における格納容器各領域間の流動，サプレッション・ール冷却，スプレイ冷却，放射線水分解等による水素ガス・酸素ガス発生，並びに炉心損傷後のプール冷却，スプレイ冷却，放射線水分解等による水素・酸素発生並びに炉心損傷後の原子炉格納

原子炉格納容器における原子炉格納容器内の FP 挙動が重要現象となる。よって，これらの現象

容器における格納容器内ＦＰ挙動が重要現象となる。よって，これらの現象を適切に評価することを適切に評価することが可能であり，原子炉圧力容器内及び原子炉格納容器内の熱水力モデルをが可能であり，原子炉圧力容器内及び格納容器内の熱水力モデルを備え，かつ，炉心損傷後のシビ備え，かつ，炉心損傷後のシビアアクシデント特有の溶融炉心挙動に関するモデルを有するシビ

アアクシデント特有の溶融炉心挙動に関するモデルを有するシビアアクシデント総合解析コード

アアクシデント総合解析コード MAAP により格納容器圧力，格納容器温度，原子炉格納容器内のＭＡＡＰにより格納容器圧力，格納容器雰囲気温度，格納容器内の気相濃度等の過渡応答を求める。

気相濃度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範囲として，本評価事故シーケンスにおける運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評

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

価する。
(2) 有効性評価の条件(2) 有効性評価の条件

本評価事故シーケンスは，「3.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」

本評価事故シーケンスは，「3.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」のうち，「3.1.2 代替循環冷却系を使用する場合」と同じであることから，有効性評価の条件はのうち，「3.1.2 代替循環冷却系を使用する場合」と同じであることから，有効性評価の条件は「3.1.2.2 (2) 有効性評価の条件」と同じである。このほかに，本評価シーケンスを評価する上「3.1.2.2(2) 有効性評価の条件」と同じである。この他に，本評価事故シーケンスを評価する上

2

で判断する

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

3.重大事故 3.4 水素燃焼
比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 6 月 21 日版）

東海第二発電所で着目すべき主要な解析条件を第 3.4.1 表に示す。また，主要な解析条件について，本評価事で着目すべき主要な解析条件を第 3.4-1 表に示す。また，主要な解析条件について，本評価事故シ故シーケンス特有の解析条件を以下に示す。

ーケンス特有の解析条件を以下に示す。

ａ．初期条件ａ．初期条件(a) 初期酸素濃度(a) 酸素濃度
原子炉格納容器の初期酸素濃度並びに水の放射線分解によって発生する水素ガス及び酸素ガスを考慮することとする。原子炉格納容器の初期酸素濃度は，運転上許容される上限の格納容器の初期酸素濃度，水の放射線分解によって発生する水素及び酸素を考慮することとする。格納容器の初期酸素濃度は，運転上許容される上限の 2.5vol％とする。

・運用の違い東海第二では酸素濃度のベ

3.5vol%とする。
ｂ．事故条件(a) 炉心内のジルコニウム−水反応による水素ガス発生量ｂ．事故条件

ント基準到達を遅らせる観(a) 炉心内のジルコニウム−水反応による水素発生量点から，初期酸素濃度を

炉心内のジルコニウム−水反応による水素ガス発生量は，解析コード MAAP の評価結果から

炉心内のジルコニウム−水反応による水素発生量は，解析コードＭＡＡＰの評価結果と全炉得られた値を用いた。これは，窒素ガス置換による原子炉格納容器内雰囲気の不活性化によ

心内のジルコニウム量の 75％が水と反応した場合について，水素燃焼の観点から厳しい値をって運転中の原子炉格納容器内の酸素濃度が低く管理されていること及び解析コード MAAP

考慮し，ＭＡＡＰによる評価結果から得られた値を用いた。これは，窒素置換による格納容器の評価結果で水素濃度が 13vol%を超えることを考慮すると，酸素濃度の上昇の観点から厳し

内雰囲気の不活性化によって運転中の格納容器内の酸素濃度が低く管理されていること及びいシーケンスとすることが適切と考えたためである。仮に全炉心内のジルコニウム量の 75%

解析コードＭＡＡＰの評価結果であっても水素濃度が 13vol％を超えることを考慮すると，酸が水と反応し，水素ガスが発生した場合，原子炉格納容器内の水素濃度が増加するため，相素濃度の上昇の観点から厳しいシーケンスとすることが適切と考えたためである。仮に全炉心

対的に水の放射線分解で発生する酸素ガスの濃度は低下する。

内のジルコニウム量の 75％が水と反応し，水素が発生した場合，格納容器内の水素濃度が増加するため，相対的に水の放射線分解で発生する酸素の濃度は低下する。
(b) 水の放射線分解による水素及び酸素の発生割合(b) 水の放射線分解による水素ガス及び酸素ガスの発生割合
水の放射線分解によって発生する水素ガス及び酸素ガスの発生量は，解析コード MAAP で得ら

水の放射線分解によって発生する水素及び酸素の発生量は，解析コードＭＡＡＰで得られるれる崩壊熱をもとに評価する。ここで，水素ガス及び酸素ガスの発生割合（G 値（100eV あ

崩壊熱をもとに評価する。ここで，水素及び酸素の発生割合（Ｇ値（100eV 当たりの分子発生たりの分子発生量），以下，「G 値」という。）は，それぞれ 0.06，0.03 とする。また，原子量），以下，「Ｇ値」という。）は，それぞれ 0.06，0.03 とする。また，原子炉冷却材によ

炉冷却材による放射線エネルギの吸収割合は，原子炉圧力容器内については，ベータ線，ガる放射線エネルギの吸収割合は，原子炉圧力容器内については，β線，γ線ともに 0.1，原子

ンマ線ともに 0.1，原子炉圧力容器外の核分裂生成物については，ベータ線，ガンマ線ともに

炉圧力容器外の核分裂生成物については，β線，γ線ともに 1 とする。
（添付資料 3.4.6）

1 とする。
（添付資料 3.4.2）(c) 金属腐食等による水素発生量(c) 金属腐食等による水素ガス発生量
原子炉格納容器内の亜鉛の反応や炉内構造物の金属腐食によって発生する水素ガスの発生格納容器内の亜鉛の反応や炉内構造物の金属腐食によって発生する水素の発生量は，ジルコ

量は，ジルコニウム−水反応による水素ガス発生量に比べて少なく，また，水素ガスの発生

ニウム−水反応による水素発生量に比べて少なく，また，水素の発生は，格納容器内の水素濃は、原子炉格納容器内の水素濃度を上昇させ，酸素濃度を低下させると考えられることから，度を上昇させ，酸素濃度を低下させると考えられることから，金属腐食等による水素発生量は

金属腐食等による水素ガス発生量は考慮しない。

考慮しない。
（添付資料 3.1.2.4）（添付資料 3.1.2.4, 3.4.5）(3) 有効性評価の結果(3) 有効性評価の結果

本評価事故シーケンスは，「3.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破

本評価事故シーケンスは，「3.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」

損）
」のうち，
「3.1.2 代替循環冷却系を使用する場合」と同じであることから，有効性評価のうち，「3.1.2 代替循環冷却系を使用する場合」と同じであることから，有効性評価の結果はの結果は「3.1.2.2 (4) 有効性評価の結果」と同じである。このほかに，本評価事故シーケ「3.1.2.2(4) 有効性評価の結果」と同じである。この他に，本評価事故シーケンスを評価する上

32.5％に設定する。

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

3.重大事故 3.4 水素燃焼
比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 6 月 21 日版）

東海第二発電所

ンスを評価する上で着目すべき評価結果として，格納容器圧力，格納容器温度，ドライウェで着目すべき評価結果として，格納容器圧力，格納容器雰囲気温度，ドライウェル及びサプレッシ

ル及びサプレッション・チェンバの気相濃度（ウェット条件，ドライ条件）の推移を第 3.4.1

ョン・チェンバの気相濃度（ウェット条件，ドライ条件）の推移を第 3.4-1 図から第 3.4-6 図に，図から第 3.4.6 図に，事象発生から 7 日後（168 時間後）の酸素濃度を第 3.4.2 表に示す。

事象発生から 7 日後（168 時間後）の酸素濃度を第 3.4-2 表に示す。

ａ．事象進展ａ．事象進展事象進展は 3.1.2.2 (4) a と同じである。

事象進展は 3.1.2.2(4)ａ.と同じである。

上記の事象進展に伴い，主に炉心の露出から炉心再冠水までの間に，全炉心内のジルコニウム

上記の事象進展に伴い，主に炉心の露出から炉心再冠水までの間に，全炉心のジルコニウム量量の約 16.6%が水と反応して水素ガスが発生する。また，炉心再冠水に伴い，事象発生から約 2.5の約 10.1％が水と反応して水素が発生する。また，炉心の冠水に伴い，事象発生から約 2.7 時

時間後にジルコニウム-水反応は停止する。発生した水素ガスは原子炉圧力容器内で発生する蒸間後にジルコニウム−水反応は停止する。発生した水素は原子炉圧力容器内で発生する蒸気とと気とともに，破断口から上部ドライウェルに流入する。また，原子炉圧力容器内及びサプレッシ

もに，破断口からドライウェルに流入する。また，原子炉圧力容器内及びサプレッション・チェ

ョン・チェンバ内における核分裂生成物による水の放射線分解により水素ガス及び酸素ガスが発

ンバ内における核分裂生成物による水の放射線分解により水素及び酸素が発生する。代替循環冷生する。代替循環冷却系による原子炉格納容器除熱の開始後は，サプレッション・チェンバ内で却系による格納容器除熱の開始後は，サプレッション・チェンバ内で蒸気の凝縮が進むことに伴

蒸気の凝縮が進むことに伴い，原子炉格納容器内の酸素濃度が相対的に上昇する。

い，格納容器内の酸素濃度が相対的に上昇する。その後，格納容器内酸素濃度が 4.0vol％（ド・評価結果の違い

・設備，運用の違い

ライ条件）に到達した時点で，可搬型窒素供給装置を用いた格納容器（サプレッション・チェン
バ）内への窒素供給操作を実施することで，格納容器内酸素濃度の上昇が抑制される。なお，可搬型窒素供給装置を用いた格納容器内への窒素供給は，格納容器圧力が 310kPa[gage]に到達した時点で停止する。

ｂ．評価項目等

ｂ．評価項目等

が，ウェット条件における酸素濃度は，事象発生から 7 日後までの間，原子炉格納容器の初期

格納容器内の水素濃度は，事象発生直後から 13vol％を上回るが，格納容器内酸素濃度が ・東海第二ではドライ条件の酸素濃度をパラメータとして
4.0vol％（ドライ条件）に到達した時点で可搬型窒素供給装置を用いた格納容器内への窒素供給

酸素濃度である 3.5vol%を上回ることはなく，酸素ガスの蓄積が最も進む事象発生から 7 日後にを行うことによって，ドライ条件における酸素濃度の最高値は約 4.0vol%であり，可燃限界を下

窒素供給，ベントを実施する

おいても約 3.4vol%であり，可燃限界を下回る。

回る。

ため，ドライ条件で可燃限界

原子炉格納容器内の水素濃度は，ウェット条件においても事象発生直後から 13vol%を上回るに到達しないマネジメント

ドライ条件では,事象発生の約 5 時間後から約 18 時間後までの間，ドライウェルにおける酸としている。

素濃度が可燃限界である 5vol%を上回る。この間，ウェット条件では, LOCA 後のブローダウンによって，ドライウェルに存在する非凝縮性ガスが水蒸気とともにサプレッション・チェンバに送り込まれ，破断口から供給される水蒸気でドライウェル内が満たされるため，ドライウェル内の
ほぼ 100%が水蒸気となっている。そのため，この間のドライ条件でのドライウェル内の気体組
成は，ほぼ水の放射線分解によって生じる水素ガス及び酸素ガスの割合となり，そのウェット条
件での濃度は 1vol%未満（約 0.2vol％）である。また,ドライウェル内の非凝縮性ガス(水素ガス，
酸素ガス及び窒素ガス)の分圧の和は大気圧よりも低く，0.02MPa[abs]未満(水素及び酸素の分圧の和は 0.01MPa[abs]未満)である。この間のサプレッション・チェンバ内のウェット条件での水蒸気の濃度は約 5vol%であり，サプレッション・チェンバ内の全圧が 0.50MPa[abs]以上であることから，非凝縮性ガス(水素ガス，酸素ガス及び窒素ガス)の分圧は少なくとも 0.47MPa[abs]以上である。このため，仮にドライウェル内の水蒸気が凝縮してドライウェル内の圧力が低下し，相対的に水素濃度及び酸素濃度が上昇しても，ドライウェル内の水素濃度及び酸素濃度が可燃限

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

3.重大事故 3.4 水素燃焼
比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 6 月 21 日版）

東海第二発電所

界を上回る前にサプレッション・チェンバから酸素濃度が 5.0vol%未満の気体が流入する。このため，この間においてドライウェルの酸素濃度が現実に可燃限界である 5vol%を上回ることはな
い。事象発生の約 18 時間後以降は，ドライ条件を仮定しても酸素濃度は 5.0vol%未満で推移し，事象発生から 7 日後の酸素濃度は，ドライウェルにおいて約 3.7vol%，サプレッション・チェン
バにおいて約 3.9vol%である。したがって，格納容器スプレイの誤動作等により水蒸気量が低下
その後も水素濃度及び酸素濃度を監視し,格納容器内の水素及び酸素濃度が可燃領域に至る可

しても，可燃限界である 5vol%に達することはない。
その後も水素濃度及び酸素濃度を監視し,原子炉格納容器内の水素及び酸素濃度が可燃領域に至る場合については, 格納容器ベントによって, その水素濃度及び酸素濃度を低減することで，能性のある場合については,格納容器ベントによって, その水素濃度及び酸素濃度を低減することで，安定状態を維持できる。

安定状態を維持できる。
また，原子炉格納容器内は，原子炉冷却材の蒸発によって発生する水蒸気で満たされるため，

・東海第二ではドライ条件で可

原子炉格納容器内がドライ条件となることは考えにくい。なお，事故発生の 168 時間後における燃領域に到達しないマネジ

崩壊熱は約 11.6MW であるが，これに相当する水蒸気発生量は約 2.3×10４Nm３/h である。このたメントとしていることから，め，水素燃焼の可能性の有無は，ウェット条件における気相濃度において判断することが妥当でウェット条件における判断あると考える。

に関する記載は不要

本評価では，「1.2.2.2 有効性を確認するための評価項目の設定」に示す(6)の評価項目につい本評価では，「1.2.2.2 有効性を確認するための評価項目の設定」に示す(6)の評価項目につて，酸素濃度をパラメータとして対策の有効性を確認した。また，(7)の評価項目について，可いて，酸素濃度をパラメータとして対策の有効性を確認した。また，(7)の評価項目について，燃性ガスの燃焼が生じないことを確認した。(7)の評価項目のうち，可燃性ガスの蓄積による(1)可燃性ガスの燃焼が生じないことを確認した。(7)の評価項目のうち，可燃性ガスの蓄積によるの評価項目への影響については，「3.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温(1)の評価項目への影響については，評価事故シーケンス及び格納容器破損防止対策が同じであ

破損）
」のうち，
「3.1.2 代替循環冷却系を使用する場合」にて評価項目を満足することを確認しる「3.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」のうち，「3.1.2 代替ている。

循環冷却系を使用する場合」にて評価項目を満足することを確認している。

なお，本評価は選定された評価事故シーケンスに対する，「1.2.2.2 有効性を確認するためのなお，本評価は選定された評価事故シーケンスに対する，「1.2.2.2 有効性を確認するための評価項目の設定」に示す(6)の評価項目について対策の有効性を評価するものであり，原子炉格

評価項目の設定」に示す(6)の評価項目について対策の有効性を評価するものであり，ペデスタ

納容器下部に溶融炉心が落下しない場合の評価であるが，溶融炉心が原子炉格納容器下部に落下

ル（ドライウェル部）に溶融炉心が落下しない場合の評価であるが，溶融炉心がペデスタル（ドした場合の溶融炉心・コンクリート相互作用による水素ガス発生の影響については，「3.5 溶融

ライウェル部）に落下した場合の溶融炉心・コンクリート相互作用による水素発生の影響につい

炉心・コンクリート相互作用」において，「1.2.2.2 有効性を確認するための評価項目の設定」ては，「3.5 溶融炉心・コンクリート相互作用」において，「1.2.2.2 有効性を確認するためのに示す(6)及び(7)の評価項目について対策の有効性を確認できる。

評価項目の設定」に示す(6)及び(7)の評価項目について対策の有効性を確認できる。
（添付資料 3.4.3）（添付資料 3.4.3）
3.4.3 解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価

3.4.3 解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価

本評価事故シーケンスは，「3.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」

本評価事故シーケンスは，「3.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」のうち，「3.1.2 代替循環冷却系を使用する場合」と同じであることから，解析コード及び解析のうち，「3.1.2 代替循環冷却系を使用する場合」と同じであることから，解析コード及び解析条件

条件の不確かさの影響評価は「3.1.2.3 解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価」と同様の不確かさの影響評価は「3.1.2.3 解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価」と同様である。

である。よって以下では，格納容器破損モード「水素燃焼」を評価する上で着目すべき不確かさ

よって以下では，格納容器破損モード「水素燃焼」を評価する上で着目すべき不確かさの影響評価結の影響評価結果を示す。

果を示す。

(1) 解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価(1) 解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価5赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

3.重大事故 3.4 水素燃焼
比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 6 月 21 日版）

東海第二発電所

本評価事故シーケンスにおける，解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価は，「3.1.2.3(1) 解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価」と同様である。

本評価事故シーケンスにおける，解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価は，「3.1.2.3(1) 解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価」と同様である。
(2) 解析条件の不確かさの影響評価(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

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，「3.1.2.3(2)ａ. 初期条件，事初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件は，「3.1.2.3(2)ａ．初期条件，

故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件」と同様であるが，本評価事故シーケンスを評価

事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件」と同様であるが，本評価事故シーケンスを評する上で，事象進展に有意な影響を与えると考えられる項目に関する影響評価の結果を以下に示価する上で，事象進展に有意な影響を与えると考えられる項目に関する影響評価の結果を以下に

す。

示す。

(a) 運転員等操作時間に与える影響(a) 運転員等操作時間に与える影響

初期条件の酸素濃度は，解析条件の 3.5vol%に対して最確条件は約 3vol%以下であり，解析条

初期条件の初期酸素濃度は，解析条件の 2.5vol％に対して最確条件は約 1〜2vol％であり，件の不確かさとして，最確条件とした場合は，初期酸素濃度が低くなるため，本評価事故シーケ

解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合には，初期酸素濃度が低くなるため，本評価ンスにおける原子炉格納容器内の酸素濃度推移が低く抑えられるが，本評価事故シーケンスにお事故シーケンスにおける格納容器内の酸素濃度推移が低く抑えられるため，格納容器内の酸素

いては原子炉格納容器内の酸素濃度を操作開始の起点としている運転員等操作はないことから，濃度を操作開始の起点としている可搬型窒素供給装置を用いた格納容器内への窒素供給の開

運転員等操作時間に与える影響はない。

始時間は遅くなることから，運転員等操作時間に対する余裕は大きくなる。

事故条件の炉心内のジルコニウム−水反応による水素ガス発生量は，解析条件の全炉心内のジ

事故条件の炉心内のジルコニウム−水反応による水素発生量は，解析条件の全炉心内のジルルコニウム量の約 16.6%が水と反応して発生する水素ガス量に対して最確条件は事象進展に依存

コニウム量の約 10.1％が水と反応して発生する水素量に対して最確条件は事象進展に依存すするものであり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，水素ガス発生量が変動するものであり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合には水素発生量が変動する可る可能性があるが，本評価事故シーケンスにおいては，水素ガス発生量を操作開始の起点として能性があるが，本評価事故シーケンスにおいては，水素発生量を操作開始の起点としている運いる運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。

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。

金属腐食等による水素ガス発生量は，最確条件とした場合は，水素ガス発生量が増加するため，

金属腐食等による水素発生量は，最確条件とした場合には水素発生量が増加するため，本評

本評価事故シーケンスにおける原子炉格納容器内の酸素濃度推移が低く抑えられるが，本評価事

価事故シーケンスにおける格納容器内の酸素濃度推移が低く抑えられるがため，格納容器内の故シーケンスにおいては原子炉格納容器内の酸素濃度を操作開始の起点としている運転員等操酸素濃度を操作開始の起点としている可搬型窒素供給装置を用いた格納容器内への窒素供給

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。

の開始時間は遅くなることから，運転員等操作時間に対する余裕は大きくなる。

事故条件の水の放射線分解による G 値は，解析条件の水素ガス：0.06，酸素ガス：0.03 に対事故条件の水の放射線分解によるＧ値は，解析条件の水素：0.06，酸素：0.03 に対して最して最確条件は同じであるが，G 値の不確かさにより水の放射線分解による酸素ガス発生量が大確条件は同じであるが，Ｇ値の不確かさにより水の放射線分解による酸素発生量が大幅に増加

幅に増加する場合，原子炉格納容器内の酸素濃度が可燃領域又は爆轟領域となる可能性がある。

する場合，格納容器内の酸素濃度が可燃領域又は爆轟領域となる可能性がある。その場合には，その場合には，格納容器圧力逃がし装置又は耐圧強化ベント系（ウェットウェルベント）を使用

格納容器圧力逃がし装置を使用し，格納容器内の気体を排出する必要がある。なお，格納容器

し，原子炉格納容器内の気体を排出する必要がある。なお，格納容器圧力逃がし装置に係る運転

圧力逃がし装置に係る運転員等の操作については，「3.1.3 代替循環冷却系を使用しない場合」

員等の操作については，「3.1.3 代替循環冷却系を使用しない場合」において，成立性を確認しにおいて，成立性を確認している。
（添付資料 3.4.4）ている。また，耐圧強化ベント系（ウェットウェルベント）を用いる場合は，あらかじめ不活性ガスによる大気開放ラインのパージを実施するほかはおおむね同様の対応となる。
（添付資料 3.4.4）(b) 評価項目となるパラメータに与える影響
初期条件の酸素濃度は，解析条件の 3.5vol%に対して最確条件は約 3vol%以下であり，解析条(b) 評価項目となるパラメータに与える影響
初期条件の初期酸素濃度は，解析条件の 2.5vol％に対して最確条件は約 1〜2vol％であり，

6・手順（運用）の違い

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

3.重大事故 3.4 水素燃焼
比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 6 月 21 日版）

東海第二発電所

件の不確かさとして，最確条件とした場合は，初期酸素濃度が低くなるため，本評価事故シーケ

本解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合には初期酸素濃度が低くなるため，本評価ンスにおける原子炉格納容器内の酸素濃度推移が低く抑えられることから，評価項目となるパラ事故シーケンスにおける格納容器内の酸素濃度推移が低く抑えられることから，評価項目とな

メータに対する余裕は大きくなる。

るパラメータの判断基準に対する余裕は大きくなる。

事故条件の炉心内のジルコニウム−水反応による水素ガス発生量は，解析条件の全炉心内のジ

事故条件の炉心内のジルコニウム−水反応による水素発生量は，解析条件の全炉心内のジルルコニウム量の約 16.6%が水と反応して発生する水素ガス量に対して最確条件は事象進展に依存

コニウム量の約 10.1％が水と反応して発生する水素量に対して，最確条件は事象進展に依存するものであり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，水素ガス発生量が変動すするものであり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合には，水素発生量が変動する可能性がある。炉心内のジルコニウム−水反応による水素ガス発生量は，運転員等操作であるる可能性がある。炉心内のジルコニウム−水反応による水素発生量は，運転員等操作である低低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の操作開始時間に依存して変動するが，低圧代替注水

圧代替注水系（常設）による原子炉注水の操作開始時間に依存して変動するが，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の操作開始時間については，「3.1.2.3(2)ｂ. 操作条件」にて解析系（常設）による原子炉注水の操作開始時間については，「3.1.2.3(2)ｂ．操作条件」にて解上の操作開始時間と実態の操作開始時間はほぼ同等と評価しており，炉心内のジルコニウム−水析上の操作開始時間と実態の操作開始時間はほぼ同等と評価しており，炉心内のジルコニウム反応による水素ガス発生量に与える影響は小さい。仮に低圧代替注水系（常設）による原子炉注−水反応による水素発生量に与える影響は小さい。仮に低圧代替注水系（常設）による原子炉

水の操作開始が大幅に早まった場合，第 3.4.7 図及び第 3.4.8 図に示すとおり，全炉心内のジル

注水の操作開始が大幅に早まった場合，第 3.4-7 図及び第 3.4-8 図に示すとおり，全炉心内のコニウム量の約 18.2%が水と反応し，炉心内のジルコニウム−水反応による水素ガス発生量は 1

ジルコニウム量の約 15.3％が水と反応し，炉心内のジルコニウム−水反応による水素発生量割程度増加するが，ウェット条件における酸素濃度は，酸素ガスの蓄積が最も進む事象発生から

は 5 割程度増加するが，ドライ条件における酸素濃度は，酸素の蓄積が最も進む事象発生から7 日後においても約 3.6vol%であり，可燃限界を下回る。また，本評価における酸素濃度と同等

7 日後においても約 2.4vol％であり，可燃限界を下回る。また，本評価における酸素濃度と同の値であることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，仮に低圧代替注

等の値であることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。また，仮に低圧代

水系（常設）による原子炉注水の操作開始が遅れた場合，第 3.4.9 図及び第 3.4.10 図に示すと

替注水系（常設）による原子炉注水の操作開始が遅れた場合，第 3.4-9 図及び第 3.4-10 図におり，全炉心内のジルコニウム量の約 17.1%が水と反応し，炉心内のジルコニウム−水反応によ示すとおり，全炉心内のジルコニウム量の約 7.6%が水と反応し，炉心内のジルコニウム−水る水素ガズ発生量は 3%程度増加するが，ウェット条件における酸素濃度は，酸素ガスの蓄積が反応による水素ガズ発生量は 1 割程度減少するが，ドライ条件における酸素濃度は，酸素の蓄

最も進む事象発生から 7 日後においても約 3.9vol%であり，可燃限界を下回る。また，本評価に積が最も進む事象発生から 7 日後においても約 2.6vol%であり，可燃限界を下回る。また，本おける酸素濃度と同等の値であることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。

評価における酸素濃度と同等の値であることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。

金属腐食等による水素ガス発生量は，最確条件とした場合は，水素ガス発生量が増加するため，

金属腐食等による水素発生量は，最確条件とした場合には水素発生量が増加するため，本評

本評価事故シーケンスにおける原子炉格納容器内の酸素濃度推移が低く抑えられることから，評価事故シーケンスにおける格納容器内の酸素濃度推移が低く抑えられることから，評価項目と価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。

なるパラメータの判断基準に対する余裕は大きくなる。

事故条件の水の放射線分解による G 値は，解析条件の水素ガス：0.06，酸素ガス：0.03 に対事故条件の水の放射線分解によるＧ値は，解析条件の水素：0.06，酸素：0.03 に対して最して最確条件は同じであるが，G 値の不確かさにより水の放射線分解による酸素ガス発生量が大確条件は同じであるが，本解析条件の不確かさとして，Ｇ値の不確かさにより水の放射線分解

幅に増加する場合，原子炉格納容器内の酸素濃度が可燃領域又は爆轟領域となる可能性がある。

による酸素発生量が大幅に増加する場合，格納容器内の酸素濃度が可燃領域又は爆轟領域となその場合には，格納容器圧力逃がし装置又は耐圧強化ベント系（ウェットウェルベント）を使用る可能性がある。その場合には，格納容器圧力逃がし装置を使用し，格納容器内の気体を排出し，原子炉格納容器内の気体を排出することが可能であるため，評価項目となるパラメータに与することが可能であるため，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

える影響はない。
G 値の不確かさにより水の放射線分解による酸素ガス発生量が大幅に増加する場合について，

Ｇ値の不確かさにより水の放射線分解による酸素発生量が大幅に増加する場合として，Ｇ値

設計基準事故対処設備である可燃性ガス濃度制御系の性能評価に用いている G 値（水素ガス：を設計基準事故対処設備である可燃性ガス濃度制御系の性能評価に用いているＧ値（沸騰状態

0.4，酸素ガス：0.2）を使用した感度解析を実施した。第 3.4.11 図から第 3.4.15 図に示すとおの場合，水素：0.4，酸素：0.2，非沸騰状態の場合，水素：0.25，酸素：0.125）を使用した

り，原子炉格納容器内の酸素濃度は，ウェット条件において事象発生から約 51 時間で 5vol%に感度解析を実施した。第 3.4-11 図から第 3.4-15 図に示すとおり，格納容器内の酸素濃度は，到達するが，格納容器圧力逃がし装置又は耐圧強化ベント系（ウェットウェルベント）を用いた

ドライ条件において事象発生から約 26.4 時間で 4.3vol％に到達するが，格納容器圧力逃がし7赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

3.重大事故 3.4 水素燃焼
比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 6 月 21 日版）

東海第二発電所

原子炉格納容器内の気体の排出操作には十分な時間余裕がある。5vol%到達時点で原子炉格納容装置を用いた格納容器内の気体の排出操作には十分な時間余裕がある。4.3vol％到達時点で格器内の気体の排出操作を実施すると，水蒸気とともに非凝縮性ガスが原子炉格納容器外に押し出

納容器内の気体の排出操作を実施すると，水蒸気とともに非凝縮性が格納容器外に押し出されされ，また，原子炉格納容器内は，減圧沸騰による原子炉冷却材の蒸発によって発生する水蒸気る。また，可搬型窒素供給設備を用いた格納容器内への窒素供給により，ドライ条件においてで満たされるため，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度はほぼ 0vol%まで低下する。また，も酸素濃度は可燃限界である 5vol％に到達しないため，水素燃焼が発生することはない。

ドライ条件では，ドライウェルの酸素濃度が 5vol%を超えるが，これはドライウェルの大部分が継続的に水蒸気で占められるためであり，実際の状況下でドライ条件となり，水素燃焼が発生す
ることはない。
ドライ条件とならないことを確認するため，水蒸気の凝縮が過剰に進む場合として，格納容器
圧力が最も低下する事象発生から 7 日後（168 時間後）において，残留熱除去系による格納容器
スプレイをドライウェルに連続で実施し場合を評価し，原子炉格納容器内の気相濃度の推移を確認した。第 3.4.16 図から第 3.4.18 図に示すとおり，格納容器スプレイによる水蒸気の凝縮を考慮しても，格納容器スプレイ開始後約 4 時間（原子炉格納容器内が負圧となる時間）までは，原
子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度が可燃限界に至ることはない。なお，ベント弁を解放している状況下で格納容器スプレイを実施する手順とはしておらず，格納容器スプレイにインターロックのよる自動起動はないことから誤動作のおそれはない。運転員の誤操作によって格納容器
スプレイを連続で実施しても，原子炉格納容器内が負圧に至るまでは格納容器スプレイ開始から
約 4 時間の時間余裕がある。また，格納容器スプレイの停止操作は中央制御室での簡易な操作であることから，約 4 時間の時間余裕の間でも運転員による格納容器スプレイの停止に期待できる。このため，現実として原子炉格納容器内が負圧になることはなく，したがって原子炉格納容器内がドライ条件になることはない。
格納容器圧力逃がし装置等による対応が生じる場合，その対応フローは「3.1 雰囲気圧力・温格納容器圧力逃がし装置による対応が生じる場合，その対応フローは「3.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」のうち，「3.1.3 代替循環冷却系を使用しない場

度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」のうち，「3.1.3 代替循環冷却系を使用しな合」と同じであり，格納容器圧力逃がし装置等の操作が必要となる時間は，「3.1.3 代替循環冷

い場合」と同じであり，格納容器圧力逃がし装置等の操作が必要となる時間は，「3.1.3 代替

却系を使用しない場合」よりも，本感度解析による評価結果の方が遅いことから，水素燃焼を防循環冷却系を使用しない場合」よりも，本感度解析による評価結果の方が遅いことから，水素止する観点での事故対応は十分に可能となる。大気中への Cs-137 の総放出量の観点でも，本感燃焼を防止する観点での事故対応は十分に可能となる。大気中へのＣｓ−137 の総放出量の観度解析による評価結果の方が，事象発生から原子炉格納容器内の気体の排出操作までの時間が長点でも，本感度解析による評価結果の方が，事象発生から格納容器内の気体の排出操作までのいことから，「3.1.3 代替循環冷却系を使用しない場合」の評価結果である約 2.0TBq を超えるこ時間が長いことから，「3.1.3 代替循環冷却系を使用しない場合」の評価結果である約 3.6TBqとはなく，評価項目である 100TBq を十分に下回る。

を超えることはなく，評価項目である 100TBq を十分に下回る。
（添付資料 3.4.1，3.4.4, 3.4.5）（添付資料 3.4.1，3.4.4, 3.4.5）
ｂ．操作条件
本評価事故シーケンスにおける操作条件は，「3.1.2.3(2)ｂ. 操作条件」と同様である。
(3) 操作時間余裕の把握
本評価事故シーケンスにおける操作時間余裕の把握は「3.1.2.3(3) 操作時間余裕の把握」と同様である。

ｂ．操作条件
本評価事故シーケンスにおける操作条件は，「3.1.2.3(2)ｂ. 操作条件」と同様である。
(3) 操作時間余裕の把握
本評価事故シーケンスにおける操作時間余裕の把握は「3.1.2.3(3) 操作時間余裕の把握」と同様である。

8

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

3.重大事故 3.4 水素燃焼
比較表
柏崎 ６／７号（2017 年 6 月 21 日版）(4) まとめ

東海第二発電所(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

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，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。その結果，解析コー

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。その結果，解析コード及び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

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，評価項目とな項目となるパラメータに与える影響は小さい。このほか，評価項目となるパラメータに対して，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

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。

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。

3.4.4 必要な要員及び資源の評価

3.4.4 必要な要員及び資源の評価

本評価事故シーケンスは，「3.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」

本評価事故シーケンスは，「3.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」のうち，「3.1.2 代替循環冷却系を使用する場合」と同じであることから，必要な要員及び資源のうち，「3.1.2 代替循環冷却系を使用する場合」と同じであることから，必要な要員及び資源の評の評価は「3.1.2.4 必要な要員及び資源の評価」と同じである。

価は「3.1.2.4 必要な要員及び資源の評価」と同じである。

3.4.5 結論
格納容器破損モード「水素燃焼」では，ジルコニウム−水反応等によって発生した水素ガスと，

3.4.5 結論
格納容器破損モード「水素燃焼」では，ジルコニウム−水反応等によって発生した水素と，水の放水の放射線分解によって発生した酸素ガスが原子炉格納容器内で反応することによって激しい射線分解によって発生した酸素が格納容器内で反応することによって激しい燃焼が生じ，格納容器の燃焼が生じ，原子炉格納容器の破損に至ることが特徴である。格納容器破損モード「水素燃焼」

破損に至ることが特徴である。格納容器破損モード「水素燃焼」に対する格納容器破損防止対策としに対する格納容器破損防止対策としては，窒素ガス置換による原子炉格納容器内雰囲気の不活性ては，窒素置換による格納容器内雰囲気の不活性化を実施している。

化を実施している。
格納容器破損モード「水素燃焼」では，酸素濃度が他のプラント損傷状態よりも相対的に高く

格納容器破損モード「水素燃焼」では，酸素濃度が他のプラント損傷状態よりも相対的に高くなるなる可能性が考えられ，炉心損傷を防止できない事故シーケンスとして抽出されている評価事故可能性が考えられ，炉心損傷を防止できない事故シーケンスとして抽出されている評価事故シーケン

シーケンス「大破断 LOCA＋ECCS 注水機能喪失+全交流動力電源喪失」について，有効性評価を行ス「大ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋全交流動力電源喪失」について，有効性評った。

価を行った。

上記の場合においても，窒素ガス置換による原子炉格納容器内雰囲気の不活性化により，酸素

上記の場合においても，窒素置換による格納容器内雰囲気の不活性化により，酸素濃度が可燃限界

濃度が可燃限界である 5vol%以下となることから，水素燃焼に至ることはなく，評価項目を満足である 5vol％以下となることから，水素燃焼に至ることはなく，評価項目を満足している。また，している。また，安定状態を維持できる。

安定状態を維持できる。

解析コード及び解析条件の不確かさについて確認した結果，運転員等操作時間に与える影響及解析コード及び解析条件の不確かさについて確認した結果，運転員等操作時間に与える影響及び評

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，

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。

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，運転員及び緊急時対策要員にて確保可能である。また，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。

重大事故等対策時に必要な要員は，運転員及び災害対策要員にて確保可能である。また，必要な水源，燃料及び電源については，外部支援を考慮しないとしても，7 日間以上の供給が可能である。

以上のことから，窒素ガス置換による原子炉格納容器内雰囲気の不活性化等の格納容器破損防以上のことから，窒素置換による格納容器内雰囲気の不活性化等の格納容器破損防止対策は，選定止対策は，選定した評価事故シーケンスに対して有効であることが確認でき，格納容器破損モーした評価事故シーケンスに対して有効であることが確認でき，格納容器破損モード「水素燃焼」に対ド「水素燃焼」に対して有効である。

して有効である。

9・設備，運用の違い