【別紙2】 大規模構造物への航空機衝突による衝撃振動解析 （1／2）
〇竜巻飛来物からは解離した極端な想定となるが，原子炉施設への飛来物の衝突事例として，大型航空機が原子炉建屋に衝突した際の建屋の振動応答のシミュレーション解析結果を参照する。
構造物：汎用構造解析コードLS-DYNAにて，幅100m，奥行70m，高さ75mの5階建原子炉建屋の鉄筋コンクリート構造物を積層シェル要素でモデル化(外壁は板厚1.6m，内部の壁と床は厚さ1m ，10m～20m角の部屋)衝突物* ：・衝突箇所は原子炉建屋モデルの4階外壁，大型航空機B747-400，速度500km/h（約139m/s）・航空機の正面投影面積と同じ円型領域に荷重を入力・衝撃荷重についてB747-400による値（1.0倍）を0.5倍及び0.1倍に減少させたケースも解析*当社注記：B747-400の重量約400tより，衝突時の運動エネルギーは約3,800MJとなり，竜巻飛来物（鋼製材：176kJ）の１万倍以上に及ぶものとなっている。

解析に用いた原子炉建屋のモデル（LS-DYNA積層シェル要素）建屋の各評価点(A：荷重点近傍，B：約50m位置，C：約70m位置)衝撃荷重の時刻歴（ B747-400 （1.0倍），0.5倍，0.1倍）出典：「（13）大規模構造物への航空機衝突による衝撃振動解析」 第10回 構造物の衝撃問題に関するシンポジウム論文集（2010年12月） 土木学会 に一部加筆論点No.230-9249【別紙2】 大規模構造物への航空機衝突による衝撃振動解析 （2／2）
解析結果：・B747-400が衝突した荷重点近傍（評価点A）の加速度床応答スペクトルを示す。ここでは衝撃荷重を0.5倍及び0.1倍に減少させたケースも記載している。スケールの違いによる加速度床応答が非線形になっているのは，衝撃荷重が加わった場所付近の壁床面のクラック発生の有無，クラック発生の様相が異なることによる剛性低下の違いによると考察されている。
・本解析結果より，衝突箇所の近傍においても，床応答スペクトルのピークは100m/s２（1.0×10５mm/s２）を下回り，衝撃荷重を1/10にするとピークは10m/s２程度（1.0×10４mm/s２ ）に留まることが確認できる。
*当社注記：東海第二発電所の原子炉建屋の構造，外壁の厚さ等は本解析の原子炉建屋モデルと異なり，厳密な比較はできないものの，竜巻飛来物を遥かに上回る規模の衝撃荷重が加わった際の影響の目安が把握できると考える。

荷重点近傍の壁床面のクラック発生状況（衝撃荷重1.0倍及び0.5倍，0.1倍ではクラック発生なし）衝撃荷重負荷時の加速度床応答スペクトル（上下方向，建屋4階床上評価点A）出典：「（13）大規模構造物への航空機衝突による衝撃振動解析」 第10回 構造物の衝撃問題に関するシンポジウム論文集（2010年12月） 土木学会 に一部加筆論点No.230-10250論点に対応する委員からの指摘事項等及び県民意見【論点No.230】竜巻飛来物が原子炉建屋外壁に衝突した際の建屋内設備への影響について＜第26回ワーキングチーム指摘事項＞指摘事項等・県民意見に下線を記載対応する資料頁数等を【委員からの指摘事項等】内に記載貫通とか裏面剥離はないという結論だったが，建屋を伝播した応力波が内部機器に与える影響について示すこと。
P.2-11論点No.230-12252論点No.99,110 【重大事故等対策】 改訂版（第20回WT審議反映）①新しく増える常設又は可搬型の設備・機器及び資機材等に関するメンテナンスの実施方針について【説明概要】新たに導入する常設及び可搬型の設備等は，社内の品質保証システムに基づく保全ルールに則り保全計画を定め実施していくことで，設備の健全性確保が可能。また設備の機能確認の頻度は，対応する既設設備やメーカ推奨値等に基づき設定していく。

②新規制基準対応に伴う設備・機器等の新設・追設後の作業スペースに関する考慮について（現場での手動操作，点検・保守管理等に関する作業を含む。）【説明概要】■第20回作業スペースの制約が生じる可能性がある原子炉建屋内に追設する設備について，現場操作や試験検査・保守点検等に必要なスペースを有することを確認している。
■今回原子炉建屋内の通路や階段エリア近傍に設備を追設する場合は，アクセス性や避難通路としての役割に影響しないよう設置していく。

論点No.99,110-1253論点に対応する委員からの指摘事項等及び県民意見【論点No.99】新規制基準対応に伴う設備・機器等の新設・追設後の作業スペースに関する考慮について（現場での手動操作，点検・保守管理等に関する作業を含む。）【委員からの指摘事項等】指摘事項等・県民意見に下線を記載対応する資料頁数等をNo.90内に記載いろいろな設備が追設されるが，スペースの観点から，作業性は確保されるのか。
P.3,8-12＜第20回ワーキングチーム指摘事項＞常設高圧代替注水系のポンプを置くところと階段との間，人が走ったときには通れないのではないかという感じがする。
作業時のアクセス性や避難経路のことも検討し，配置の計画を示すこと。

論点No.99,110-16P.3,8-12＊委員指摘事項等及び県民意見は第15回ワーキングチーム（令和元年6月26日）資料3-1及び資料3-2に基づく268論点に対応する委員からの指摘事項等及び県民意見【論点No.110】新しく増える常設又は可搬型の設備・機器及び資機材等に関するメンテナンスの実施方針について【委員からの指摘事項等】指摘事項等・県民意見に下線を記載対応する資料頁数等をNo.105内に記載可搬型の電源とかポンプとか，（有事の際は）別の場所から移動させるということになると思うが，例えば，いざ使おうと思った時にどうなっているかという観点で，日常の点検をどうしているか。
No.104新しく増えた設備・機器等のメンテナンスについて，従来からあるものに対して，追加でメンテナンスのワークが発生するが，具体的にどのように実施するのか。可搬型設備についても，重要度に応じてメンテナンスの要領を作成し，実施するのか。
P.2,4-7論点No.99,110-17＊委員指摘事項等及び県民意見は第15回ワーキングチーム（令和元年6月26日）資料3-1及び資料3-2に基づく269論点No.152 【リスクの定量化】新規制基準に基づく安全対策後の残余のリスク等に係る定量的評価について【説明概要】•東海第二の残余のリスク（安全対策を講じた後になおも残るリスク）を，確率論的リスク評価（以下「PRA」という。）を用いて定量的，定性的に評価した。

•安全対策後の残余のリスク等を定量的に評価するため，PRA手法が確立している内部事象PRA又は外部事象PRA（地震及び津波）について，炉心損傷に至る頻度を定量的に評価した。
安全対策前安全対策後内部事象レベル１PRA6.1E-05→4.4E-09地震レベル１PRA1.0E-05→2.0E-06津波レベル１PRA4.3E-06→3.4E-07（／炉年）•PRA手法が確立しておらず定量的に評価できない事象については，内部事象PRA又は外部事象PRA（地震及び津波）のシナリオに包絡されることを定性的に確認した。

•フィルタベント装置（格納容器圧力逃がし装置）の非信頼度（作動要求当たりの失敗確率）を評価した結果，約3.0E-03となった。

論点No.152-1270安全対策を考慮したPRAの評価条件下線部は，重大事故等対処施設設計基準事故対処設備のみのPRAで期待した設備

項目炉心冷却機能高圧注水••高圧炉心スプレイ系原子炉隔離時冷却系••給復水系高圧代替注水系原子炉減圧••自動減圧系逃がし安全弁（手動減圧）•過渡時自動減圧機能（自動減圧）低圧注水••低圧炉心スプレイ系低圧注水系••低圧代替注水系（常設）消火系•残留熱除去系••代替循環冷却系格納容器ベント（格納容器圧力逃がし装置，耐圧強化ベント※２）•原子炉スクラム•••代替再循環系ポンプトリップ機能（ＲＰＴ）代替制御棒挿入機能（ＡＲＩ）ほう酸水注入系•••所内常設交流電源設備所内常設直流電源設備残留熱除去系海水系•••••常設代替交流電源設備常設代替直流電源設備緊急用海水系電源復旧破損系統の隔離（インターフェイスシステムLOCA時）格納容器除熱機能原子炉停止機能サポート系等重大事故等対処施設を考慮したPRAで期待した設備※１※１重大事故等対処施設を考慮したPRAでは，設計基準事故対処設備にも期待※２耐圧強化ベントは，特定重大事故対処施設の設置後に廃止することとしている＜特記事項＞・故障した機器の復旧は考慮していない・可搬型設備（可搬型代替注水中型ポンプ等）には期待していない・安全対策の効果を確認する観点から，国の審査における評価手法をベースに実施※※国内・産官学が共同で検討しているPRA評価手法の改良を適用した場合，炉心損傷頻度等の結果が変動する可能性がある論点No.152-7276

安全対策を考慮した内部事象レベル１PRA結果（1／２）
内部事象レベル１PRAの評価結果事故シーケンスグループ（事故想定）炉心損傷頻度（／炉年）（点推定値）設計基準事故対処 重大事故等対処施設備のみのPRA※設を考慮したPRA高圧・低圧注水機能喪失3.5E-092.0E-09高圧注水・減圧機能喪失2.0E-081.8E-09全交流動力電源喪失9.9E-081.2E-10崩壊熱除去機能喪失6.0E-053.8E-10原子炉停止機能喪失2.5E-081.2E-11大破断LOCA1.4E-121.7E-12中破断LOCA2.0E-112.1E-11小破断LOCA1.6E-135.7E-14格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）4.8E-109.3E-116.1E-054.4E-09ＬＯＣＡ時注水機能喪失

合計※第15回WTにて提示した結果安全対策の強化による炉心損傷頻度への影響代替循環冷却系などの格納容器除熱機能の強化等により、安全対策前に支配的であった崩壊熱除去機能喪失による炉心損傷頻度は3.8E-10(／炉年)に低減している常設代替高圧電源装置の設置等，交流電源・直流電源の強化により，全交流動力電源喪失の炉心損傷頻度は1.2E-10（／炉年）に低減しているLOCA時注水機能喪失のうち大破断LOCA・中破断LOCAについては，事象進展の早さ及び炉心損傷頻度の低さから，格納容器破損防止対策の強化で対応することとしているLOCAの炉心損傷頻度は安全対策として残留熱除去系海水系に新たに電動弁を追設した影響により，若干増加したが，追加した安全対策はその他の事故シーケンスグループの炉心損傷頻度を低減させており全体としての炉心損傷頻度低減に貢献している安全対策を考慮した内部事象出力運転時レベル1PRAの結果，全炉心損傷頻度は，4.4E-09 （／炉年）となる事故シーケンスグループ「崩壊熱除去機能喪失」が大きく低減したことで，内部事象レベル１PRAの全炉心損傷頻度が約4桁低減した。
論点No.152-9278安全対策を考慮した内部事象レベル１PRA結果（２／２）

論点No.152-10279安全対策を考慮した地震レベル１PRA•日本原子力学会標準「原子力発電所の地震を起因とした確率論的安全評価実施基準」に準拠し，以下の手順で地震レベル１PRAを実施。（詳細は，参考３「PRA補足資料」に示す。）１．評価対象プラントと事故シナリオ(1) 対象とするプラントの説明(2) 炉心損傷に至る事故シナリオと分析・プラント関連情報の収集・分析・事故シナリオの概括的な分析・設定・起因事象の選定・建屋・機器リストの作成・プラントウォークダウンの実施２．確率論的地震ハザード
評価３．建屋・機器フラジリティ
評価４．事故シーケンス評価フォールトツリー

年超過頻度イベントツリー

損傷
確率最大地動加速度最大地動加速度論点No.152-11280安全対策を考慮した地震レベル１PRA結果（１／２）
地震レベル１PRA評価結果事故シーケンスグループ（事故想定）炉心損傷頻度（／炉年）（点推定値）設計基準事故対処設備のみのPRA※重大事故等対処施設を考慮したPRA高圧・低圧注水機能喪失4.6E-073.4E-07高圧注水・減圧機能喪失1.3E-061.5E-07全交流動力電源喪失2.6E-066.3E-07崩壊熱除去機能喪失5.6E-063.8E-07原子炉停止機能喪失1.2E-078.9E-08原子炉建屋損傷1.5E-071.5E-07格納容器損傷4.1E-094.1E-09原子炉圧力容器損傷2.2E-072.2E-07格納容器バイパス3.2E-083.2E-08原子炉冷却材圧力バウンダリ喪失（Excessive LOCA）3.0E-103.0E-10計装・制御系喪失3.7E-103.7E-101.0E-052.0E-06

合計安全対策の強化による炉心損傷頻度への影響代替循環冷却系などの格納容器除熱機能の強化等により、安全対策前に支配的であった崩壊熱除去機能喪失による炉心損傷頻度が3.8E-07 （／炉年）に低減している常設代替高圧電源装置などの交流電源・直流電源の強化等により，全交流動力電源喪失の炉心損傷頻度が6.3E-07 （／炉年）に低減している安全対策を考慮した地震レベル1PRAの結果，全炉心損傷頻度は，2.0E-06 （／炉年）となる※第15回WTにて提示した結果内部事象レベル１PRA同様，事故シーケンスグループ崩壊熱除去機能喪失が低減したことで，地震時レベル１PRAの全炉心損傷頻度が約1桁低減した。
論点No.152-12281安全対策を考慮した地震レベル１PRA結果（２／２）

論点No.152-13282

安全対策を考慮した津波レベル１PRA結果（１／２）
津波レベル１PRA評価結果設計基準事故対処設備のみのPRA※津波高さ（Ｔ．Ｐ．）＋２４ｍ以上（防潮堤損傷）重大事故等対処施設を考慮したPRA事故シーケンスグループ炉心損傷頻度（／炉年）事故シーケンスグループ炉心損傷頻度（／炉年）【津波区分３】・原子炉建屋内浸水3.3E-07【津波区分３】・原子炉建屋内浸水3.3E-07（全設備機能喪失）＋２２～２４ｍ 【津波区分２】（防潮堤健全， ・原子炉建屋内浸水（複数設備機能喪失）越流あり）（全設備機能喪失）【津波区分１’】・原子炉建屋浸水なし7.6E-074.0E-6【津波区分１】＋２０～２２ｍ・原子炉建屋浸水なし（防潮堤健全，（最終ヒートシンク喪越流あり）1.0E-083.2E-06安全対策の強化による炉心損傷頻度への影響緊急用海水系などのサポート機能強化及び津波防護対策（水密扉の設置等）により，Ｔ．Ｐ．
＋２０～２４ｍの津波に対する炉心損傷頻度は1.0E-08（／炉年）に低減している＋２４ｍを超える津波に対する原子炉建屋内浸水（全設備機能喪失）の炉心損傷頻度は，本PRA評価において可搬型設備に期待していないため，変化なし

失）合計4.3E-063.4E-07※第15回WTにて提示した結果安全対策を考慮した津波レベル1PRAの結果，全炉心損傷頻度は，3.4E-07(／炉年)となる津波区分1及び2の炉心損傷頻度が低減したしたことで，津波時レベル１PRAの全炉心損傷頻度が約1桁低減した。
論点No.152-16285安全対策を考慮した津波レベル１PRA結果（２／２）

論点No.152-17286（参考１）安全目標，性能目標（１／４）
「安全目標に関する調査審議状況の中間とりまとめ」（平成15年12月 原子力安全委員会 安全目標専門部会）より安全目標は，原子力安全規制活動の下で事業者が達成すべき，事故による危険性（リスク）の抑制水準を示す定性的目標と，その具体的水準を示す定量的目標で構成する100年に一回【安全目標案の具体的内容】1000年に一回定性的目標原子力利用活動に伴って放射線の放射や放射性物質の放散により公衆の健康被害が発生する可能性は、公衆の日常生活に伴う健康リスクを有意には増加させない水準に抑制されるべきである。

1万年に一回10万年に一回定量的目標原子力施設の事故に起因する放射線被ばくによる、施設の敷地境界付近の公衆の個人の平均急性死亡リスクは、年あたり 100万分の 1 程度を超えないように抑制されるべきである。
また、原子力施設の事故に起因する放射線被ばくによって生じ得るがんによる，施設からある範囲の距離にある公衆の個人の平均死亡リスクは、年あたり100万分の1程度を超えないように抑制されるべきである。

論点No.152-26100万年に一回295

（参考１）安全目標，性能目標（４／４）
海外の目標値との比較・左の表がレベル１PRAの各国の目標値。日本の安全目標は海外と比較しても同程度。
・右の表がレベル２PRAの各国の目標値。日本の安全目標は海外と比較しても同程度。
出展：OECD/NEI Use and Development of Probabilistic Safety Assessments at Nuclear Facilities(2019)論点No.152-29298（参考２）設計基準地震動と一般建築基準との比較地震力の比較東海第二発電所の原子炉建屋の１階面における設計用地震力を比較すると，下表のような関係になる。原子炉建屋等の重要施設は，一般産業施設の３倍の静的地震力に対し，適切な安全余裕をもって安全機能が維持される設計としており，さらに動的地震力も考慮した設計としている。
設計用地震力（水平方向）原子炉建屋等の重要施設（Sクラス）一般産業施設静的地震力3.0Ci （0.48 G）1.0Ci （0.16 G）動的地震力Ss （0.61 G）―被害の程度の違い施設ごとに設置地盤や設計条件が異なるため，定量的に被害の程度を示すことは困難であるが，定性的には，設計用地震力の大きさに応じた被害の程度になると考えられる。原子炉建屋等の重要施設は，一般産業施設の３倍の静的地震力に耐える設計としていることから，一般産業施設に比べ被害の程度は小さいと言える。
一般産業施設の例論点No.152-30299（参考３）PRA補足資料（１）PRAの位置づけ①新規制基準適合性審査におけるPRAの位置づけ重大事故等対策の有効性評価を実施するに当たり，体系的・網羅的な事故シーケンス抽出のためPRAを活用実施したPRA内部事象出力運転時レベル１PRA及びレベル１．５PRA外部事象レベル１PRA（地震・津波）プラント停止時のPRA②安全性向上評価におけるPRAの位置づけ安全性向上評価は，原子炉施設の安全性・信頼性を自主的かつ継続的に向上させることを目的としており，PRAの結果から得られた情報を踏まえ，リスク低減のための追加措置を実施のPRAに加え実施するPRA内部事象及び外部事象レベル２PRAPRA実施手法の成熟状況に応じ実施するPRA内部溢水及び内部火災PRA地震及び津波の重畳事象並びに地震及び津波以外の外部事象使用済燃料貯蔵槽で発生する事象など論点No.152-31300

（参考３）PRA補足資料（４）起因事象の選定（１／３）＜起因事象とは＞通常の運転状態を妨げる事象であって，炉心損傷，格納容器機能喪失，及び放射性物質などの放出を伴う事故へ波及する可能性のあるもの。
・東海第二発電所の内部事象出力運転時PRAで考慮する起因事象は下記の情報を基に設定している。
１）原子炉設置許可申請書添付十（安全解析関係の情報）２）原子炉設置許可申請書添付八（プラント構成の情報）３）原子炉冷却材バウンダリに該当する容器，配管等の設備の情報４）東海第二発電所における過去のトラブル事象５）過渡事象に関する報告書（EPRI NP-2230※１）６）国内外のPRA報告書※２，３※１ EPRI NP-2230,「ATWS:A Reappraisal Part3:Frequency of Anticipated Transients」,1982※２ NUREG/CR-5750, 「Rates of Initiating Events at U.S. Nuclear Power Plants:1987-1995」,1998※３ NUREG-1829, 「Estimating Loss of Coolant Accident（LOCA）Frequencies Through the Elicitation Process」,1999論点No.152-34303（参考３）PRA補足資料（４）起因事象の選定（３／３）
東海第二発電所における過去のトラブル事象の調査論点No.152-36305

（参考３）PRA補足資料（６）フォールトツリー（１／２）① システムの機能喪失を頂上事象として，機能喪失に至る要因の組合わせをシステムを構成する機器故障等に分解して展開する。

フォールトツリーに用いられる代表的な記号論点No.152-38307（参考３）PRA補足資料（７）従属性を有する故障について（１／４）
従属性を有する故障とは，2つ以上の機器が，共通の原因の直接的な結果として，同時に又は短い時間間隔で故障状態にあること。
「共通の原因」の性質によって以下の2種類に大別できる。
a. 電源系や海水系等の共有設備の故障「共通の原因」が当該故障機器以外の機器の故障であるような従属故障。例えば電源系や海水系等の共有設備の故障によって，その共有設備の機能に依存（従属）している設備すべてが使用不能となるような事象（次ページで説明）。
b. 共通原因故障（CCF: Common Cause Failure）「共通の原因」が，当該故障機器間での機能の依存関係に起因する従属故障。通常，冗長化されている同種機器の間で発生するこのような故障を共通原因故障と呼ぶ。この場合の共通の原因には，機器の設置環境，設計，系統構成，品質，施工，運転/保守，運転員/保守員，などの点で共通する要素がある。（次々ページ以降で説明）。
論点No.152-40309