東海第二発電所 審査資料
資料番号
PS-C-9 改 10
提出年月日
平成 30 年 2 月 16 日

東海第二発電所

重大事故等対策の有効性評価
比較表

平成 30 年 2 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：今回提出範囲
目

次

重大事故等対策の有効性評価

1.

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

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）

2.4

3.

崩壊熱除去機能喪失

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）

重大事故
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）

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
目-1

3.1.34.

5.

6.

代替循環冷却系を使用できない場合

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

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

付録１

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目-2

東海第二発電所 重大事故等対策の有効性評価 比較表（高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱）
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

東海第二発電所

備考7.2.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱
3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱
7.2.2.1 格納容器破損モードの特徴，格納容器破損防止対策
3.2.1 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(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「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」に至る可能性のあ
格納容器破損モード「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」に至る可能性
るプラント損傷状態は，「6.2 評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，TQUX，のあるプラント損傷状態は，「1.2 評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すと
長期 TB，TBU 及び TBD である。
おり，ＴＱＵＸ，長期ＴＢ，ＴＢＵ及びＴＢＤである。
(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
格納容器破損モード「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」では，発電用原子炉の運転中に運転時の異常な過渡変化又は全交流動力電源喪失が発生するとともに，非常用炉心冷却系等の安全機能の喪失が重畳する。このため，緩和措置がとられない場合には，原子炉圧力が高い状況で原子炉圧力容器が損傷し，溶融炉心，水蒸気，水素ガス等が急速に放出され，原子炉格納容器雰囲気が直接加熱されることにより，急速に格納
容器圧力が上昇する等，原子炉格納容器に熱的・機械的な負荷が発生して原子炉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では，溶融炉心，水蒸気及び水素ガスの急速な放出に伴い原子炉格納容器に熱的・機械的な負荷が加えられることを防止するため，原子炉圧力容器破損までに逃がし安全弁の手動開操作により原子炉減圧を実施することによって，原子炉格納容器の破損を防止する。
また，原子炉圧力容器の下部から溶融炉心が落下するまでに，格納容器下部注水系（常設）によって原子炉格納容器下部に溶融炉心の冷却に十分な水位及び水量を確保するとともに，溶融炉心が落下するまで，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉
格納容器冷却を実施する。溶融炉心の落下後は，格納容器下部注水系（常設）によって溶融炉心を冷却するとともに，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器冷却を実施する。その後，代替循環冷却系又は格納容器圧力逃がし装置によって原
子炉格納容器の圧力及び温度を低下させる。
なお，本格納容器破損モードの有効性評価を実施する上では，重大事故等対処設備による原子炉注水機能についても使用できないものと仮定し，原子炉圧力容器破損に至るものとする。

(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
格納容器破損モード「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」では，発電用原子炉の運転中に異常な過渡変化又は全交流動力電源喪失が発生するとともに，非常用炉心冷却系等の安全機能の喪失が重畳する。このため，緩和措置がとられない 非常用炉心冷却系等：ＲＣＩＣ，サポ
場合には，原子炉圧力が高い状態で原子炉圧力容器が破損し，溶融炉心，水蒸気及 ート系（残留熱除去系海水系）を含む
び水素が急速に放出され，格納容器雰囲気が直接加熱されることにより，急速に格
納容器圧力が上昇する等，格納容器に熱的・機械的な負荷が発生して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では，溶融炉心，水蒸気及び水素の急速な放出に伴い格納容器に熱的・機械的な負荷が加えられることを防止するため，原子炉
圧力容器破損までに原子炉減圧を行うことによって，格納容器の破損を防止する。
また，格納容器内の冷却，減圧及び除熱を行うとともに，原子炉圧力容器の下部 炉心損傷防止対策との記載統一（具体から溶融炉心が落下するまでにペデスタル（ドライウェル部）に溶融炉心の冷却に 的な設備名等は記載しない）
必要な水位及び水量を確保し，落下後は溶融炉心の冷却を行い，長期的には，最終的な熱の逃がし場へ熱の輸送を行うことにより格納容器内の減圧及び除熱を行い，格納容器の破損を防止する。
さらに，格納容器内における水素燃焼を防止するため，格納容器内の水素濃度及 東海第二では，ベント開始時間を遅延
び酸素濃度が可燃領域に至るまでに，格納容器内へ窒素を注入することによって， するため格納容器内への窒素供給を格納容器の破損を防止する。
実施
本格納容器破損モードに対する有効性を評価するためには，原子炉圧力容器が破 東海第二では，シナリオの想定として損した時点及びその後のプラント状態を評価する必要があることから，原子炉圧力 ＲＰＶ破損までは原子炉注水しない
容器破損までは原子炉への注水を考慮しないものとする。一方，本格納容器破損モ が，ＲＰＶ破損後はＲＰＶ内を冷却すードに対しては，原子炉圧力容器破損後の格納容器破損防止のための重大事故等対 るための原子炉注水を実施する手順
策の有効性についても評価するため，原子炉圧力容器破損後は重大事故等対策に係 とするため，ＲＰＶ破損後は代替循環る手順に基づきプラント状態を評価することとする。したがって，本評価では原子 冷却系による原子炉注水を実施する
炉圧力容器破損後も原子炉圧力容器内に残存する放射性物質の冷却のために原子 想定としている。
炉に注水する対策及び手順を整備することから，これを考慮した有効性評価を実施 東海第二では，原子炉注水を考慮しなすることとする。また，原子炉圧力容器破損後の原子炉注水を考慮しない場合の影 い場合の感度解析を実施
響について評価することとする。
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柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

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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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備考(3) 格納容器破損防止対策
格納容器破損モード「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」で想定される事故
シーケンスに対して，原子炉圧力が高い状況で原子炉圧力容器が損傷し，溶融炉心，水蒸気，水素ガス等が急速に放出され，原子炉格納容器に熱的・機械的な負荷が発生することに対して，原子炉減圧を可能とするため，逃がし安全弁の手動開操作による原子炉
減圧手段を整備する。
また，原子炉圧力容器破損前における格納容器温度の上昇を抑制し，逃がし安全弁の環境条件を緩和する観点から代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器冷却手段を整備し，原子炉圧力容器破損後の格納容器圧力及び温度の上昇を抑制する観点から，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器冷却手段及び代替循環冷却系による原子炉格納容器除熱手段並びに格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器除熱手段を整備する。

(3) 格納容器破損防止対策
格納容器破損モード「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」で想定される
事故シーケンスに対して，原子炉圧力が高い状況で原子炉圧力容器が損傷し，溶融 柏崎の記載を踏まえ修正
炉心，水蒸気，水素等が急速に放出され，格納容器に熱的・機械的な負荷が発生することを防止するため，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作による原子炉減圧手段を整備する。
また，原子炉圧力容器の下部から落下する溶融炉心の冷却の観点から，常設低圧
代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水手段を整備する。
さらに，原子炉圧力容器破損前における格納容器雰囲気温度の上昇を抑制し，逃 SRV 環境条件を緩和する観点としたがし安全弁の環境条件を緩和する観点及び格納容器内の減圧及び除熱観点から，緊急用海水系による冷却水（海水）の確保手段及び代替循環冷却系による格納容器内の減圧及び除熱手段を整備する。原子炉圧力容器破損後の格納容器圧力及び雰囲気
温度の上昇を抑制する観点から，常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器
スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却手段，緊急用海水系による冷却水（海水）の確保手段，代替循環冷却系による原子炉注水並びに格納容器内の減圧及び除熱手段及び格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱手段を整備する。 東海第二では，ベント開始時間を遅延
また，長期的な格納容器内酸素濃度の上昇を抑制する観点から，可搬型窒素供給 するため格納容器内への窒素供給を装置による格納容器内への窒素注入手段を整備する。
実施
東海第二では原子炉圧力容器破損後
なお，これらの原子炉圧力容器破損以降の格納容器過圧・過温に対応する手順及び重のスプレイマネジメント等，特有の手大事故等対策は「7.2.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」
順がある。
と同じである。
本格納容器破損モードの防止及びその他の対応を含めた一連の重大事故等対策
本格納容器破損モードの防止及びそれ以降の一連の対応も含めた重大事故等対策の概要を以下の a.から j.に示すとともに，a.から j.の重大事故等対策における設備と手の概要を以下に示す。対策の概略系統図を第 3.2－1 図に，対応手順の概要を第 3.2
順の関係を第 7.2.2－1 表に示す。このうち，本格納容器破損モードに対する重大事故－2 図に示す。また，重大事故等対策の手順と設備との関係を第 3.2－1 表に示す。
等対策は以下の a.から f.及び h.である。
本格納容器破損モードの防止及びそれ以降の一連の対応も含めた重大事故等対策の概略系統図を第 7.2.2－1 図から第 7.2.2－4 図に，対応手順の概要を第 7.2.2－5 図に
示す。
このうち，
本格納容器破損モードの重大事故等対策の概略系統図は第 7.2.2－1 図及び第 7.2.2－3 図である。
本格納容器破損モードにおける評価事故シーケンスにおいて必要な要員は，災害 プラント基数，設備設計及び運用の相本格納容器破損モードにおける評価事故シーケンスにおいて，事象発生 10 時間まで対策要員（初動）20 名及び参集要員 2 名である。
の 6 号及び 7 号炉同時の重大事故等対策に必要な要員は，中央制御室の運転員及び緊急違により必要要員数は異なるが，タイ
災害対策要員（初動）の内訳は，当直発電長 1 名，当直副発電長 1 名，運転操作 ムチャートに要員の充足性を確認し時対策要員で構成され，合計 28 名である。
対応を行うための当直運転員 4 名，指揮，通報連絡を行うための災害対策要員（指 ている。
その内訳は次のとおりである。中央制御室の運転員は，当直長 1 名（6 号及び 7 号
揮者等）4 名及び現場操作を行うための重大事故等対応要員 10 名である。
炉兼任），当直副長 2 名，運転操作を行う運転員 12 名である。発電所構内に常駐してい東海第二では招集要員は 2 時間以降に参集要員の内訳は，タンクローリによる燃料給油操作を行うための重大事故等対 期待する評価としている。
る要員のうち，通報連絡等を行う緊急時対策本部要員は 5 名，緊急時対策要員（現場）応要員 2 名である。
は 8 名である。
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また，事象発生 10 時間以降に追加で必要な要員は，代替原子炉補機冷却系作業等を行うための参集要員 26 名※1 である。必要な要員と作業項目について第 7.2.2－6 図に示す。
なお，評価事故シーケンス以外の事故シーケンスについては，作業項目を評価事故シーケンスと比較し，必要な要員数を確認した結果，28 名で対処可能である。
※1 本格納容器破損モードの評価事故シーケンスは取水機能の喪失を伴うものではないが，必要な要員の評価においては，保守的に代替原子炉補機冷却系の使用を想定。
a. 原子炉スクラム確認
運転時の異常な過渡変化又は全交流動力電源喪失が発生して原子炉がスクラムしたことを確認する。
原子炉のスクラムを確認するために必要な計装設備は，平均出力領域モニタ等である。

b. 高圧・低圧注水機能喪失確認
原子炉スクラム後，原子炉水位は低下し続け，原子炉水位低で非常用炉心冷却系の自動起動信号が発生するが，全ての非常用炉心冷却系が機能喪失※2 していることを確認する。
非常用炉心冷却系の機能喪失を確認するために必要な計装設備は，各系統の流量指示等である。
※2 非常用炉心冷却系による注水が出来ない状態。高圧炉心注水系及び低圧注水系の機能喪失が重畳する場合や高圧炉心注水系及び自動減圧系の機能喪失に伴い低圧注水系による原子炉注水ができない場合を想定。

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

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備

考必要な要員と作業項目について第 3.2－3 図に示す。

なお，評価事故シーケンス以外の事故シーケンスについては，作業項目を評価事
故シーケンスと比較し，必要な要員数を確認した結果，災害対策要員（初動）20 名
及び参集要員 2 名で対処可能である。
東海第二では緊急用海水系に期待した評価としている。

ａ．原子炉スクラム及び全交流動力電源喪失の確認
運転時の異常な過渡変化又は全交流動力電源喪失が発生して原子炉がスクラムしたことを確認する。また，主蒸気隔離弁が閉止し，逃がし安全弁（安全弁機能）により原子炉圧力が制御されるとともに，再循環ポンプが停止したことを確認する。
原子炉スクラム及び全交流動力電源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．原子炉への注水機能喪失の確認
原子炉水位が原子炉水位異常低下（レベル２）設定点に到達後，原子炉隔離時
冷却系が自動起動に失敗したことを確認する。
原子炉への注水機能喪失の確認に必要な計装設備は，原子炉隔離時冷却系系統
流量である。
ｃ．早期の電源回復不能の確認
全交流動力電源喪失の確認後，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等の起動ができず，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。これにより，常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電準備操作を開始する。
ｄ．常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作
早期の電源回復不能の確認後，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受電する。
常設代替高圧電源装置による緊急用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。
ｅ．電源確保操作対応
早期の電源回復不能の確認後，非常用ディーゼル発電機等の機能回復操作及び外部電源の機能回復操作を実施する。
ｆ．可搬型代替注水中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
全交流動力電源喪失に伴う低圧注水機能喪失の確認後，可搬型代替注水中型ポ
ンプ準備及びホース敷設等を実施する。
ｇ．高圧注水機能喪失の確認

東海第二では，運転員の対応を厳しく評価する観点から，ＳＢＯを想定

平均出力領域計装等：【スクラム】平均出力領域計装，起動
領域計装【主蒸気隔離弁閉止】原子炉圧力，原子炉圧力（ＳＡ）【ＳＢＯ】Ｍ／Ｃ ２Ｃ電圧，Ｍ／Ｃ
２Ｄ電圧，緊急用Ｍ／Ｃ電圧
東海第二では，解析上考慮しない操作も含め，手順に従い必ず実施する操作を記載

可搬型代替注水中型ポンプ準備及びホース敷設等：移動，ポンプ設置，ホース敷設・接続，送水準備を含む

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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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

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原子炉スクラム後，原子炉水位の低下が継続し，原子炉水位異常低下（レベル２）設定点に到達した後，中央制御室からの遠隔操作により原子炉隔離時冷却系の手動起動を試みるが失敗したことを確認する。
高圧注水機能喪失の確認に必要な計装設備は，原子炉隔離時冷却系系統流量等である。
ｈ．高圧代替注水系の起動操作
高圧注水機能喪失の確認後，中央制御室からの遠隔操作により高圧代替注水系を起動する。なお，有効性評価においては，高圧代替注水系による原子炉注水操
作には期待しない。
高圧代替注水系による原子炉注水に必要な計装設備は，高圧代替注水系系統流量である。
ｉ．常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作
常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作完了後，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し，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電圧及びＭ／Ｃ ２Ｄ電圧である。
ｊ．原子炉建屋ガス処理系及び中央制御室換気系の起動操作
常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作完了後，中央制御室からの遠隔操作により原子炉建屋ガス処理系及び中央制御室換気系を起動する。
ｋ．ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入操作
常設代替高圧電源装置による非常用母線の受電操作完了後，中央制御室からの遠隔操作によりほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入操作を実施する。なお，有効性評価においては，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器
へのほう酸水注入操作には期待しない。
ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入操作に必要な計装設
備は，ほう酸水注入ポンプ吐出圧力である。
ｌ．緊急用海水系による冷却水（海水）の確保操作
常設低圧代替注水系ポンプを用いた低圧代替注水系（常設）による原子炉注水機能喪失を確認した後，中央制御室にて，非常用母線の負荷となっている緊急用
海水系及び代替循環冷却系の弁を対象に，緊急用母線から電源が供給されるよう電源切り替え操作を実施する。また，中央制御室からの遠隔操作により緊急用海水ポンプを起動し，緊急用海水系に海水を通水する。
緊急用海水系による冷却水（海水）の確保操作に必要な計装設備は，緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）である。
ｍ．代替循環冷却系による格納容器内の減圧及び除熱操作
緊急用海水系に海水を通水した後，中央制御室からの遠隔操作により代替循環備考

原子炉隔離時冷却系系統流量等：原子
炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域），原子炉水位（ＳＡ広帯域），原子
炉水位（ＳＡ燃料域），原子炉各理事
冷却系系統流量，原子炉圧力，原子炉
圧力（ＳＡ）

東海第二では，運転員の対応を厳しく評価する観点から，ＳＢＯを想定

東海第二では事象発生 90 分後から代替循環冷却系による格納容器除熱を
実施する。

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c. 炉心損傷確認
原子炉水位が更に低下し，炉心が露出し，炉心損傷したことを確認する。炉心損傷の判断は，ドライウェル又はサプレッション・チェンバ内のガンマ線線量率が設計基準事
故相当のガンマ線線量率の 10 倍を超えた場合とする。
炉心損傷を確認するために必要な計装設備は，格納容器内雰囲気放射線レベルである。
また，炉心損傷判断後は，原子炉格納容器内の pH 制御のため薬品注入の準備を行う。
サプレッション・チェンバのプール水の pH を 7 以上に制御することで，分子状無機よう素の生成が抑制され，その結果，有機よう素の生成についても抑制される。これにより，環境中への有機よう素の放出量を低減させることができる。なお，有効性評価においては，pH 制御には期待しない。
d. 水素濃度監視
炉心損傷が発生すれば，ジルコニウム－水反応等により水素ガスが発生することから，原子炉格納容器内の水素濃度を確認する。
原子炉格納容器内の水素濃度を確認するために必要な計装設備は，格納容器内水素濃度(SA)である。
e. 逃がし安全弁による原子炉急速減圧
原子炉水位の低下が継続し，有効燃料棒底部から有効燃料棒の長さの 10%上の位置に到達した時点で，原子炉注水の手段が全くない場合でも，中央制御室からの遠隔操作によって逃がし安全弁 2 個を手動で開放し，原子炉を急速減圧する。
原子炉急速減圧を確認するために必要な計装設備は，原子炉水位及び原子炉圧力である。
原子炉急速減圧後は，逃がし安全弁の開状態を保持し，原子炉圧力を低圧状態に維持する。

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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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備考

冷却系ポンプを起動することで，格納容器スプレイを実施し，格納容器内の減圧及び除熱を実施する。
代替循環冷却系による格納容器内の減圧及び除熱操作に必要な計装設備は，代 代替循環冷却系格納容器スプレイ流
替循環冷却系格納容器スプレイ流量等である。
量等：代替循環冷却系格納容器スプレ
イ流量，ドライウェル圧力，サプレッ
ｎ．炉心損傷の確認
ション・チェンバ圧力
原子炉水位の低下による炉心の露出に伴い，炉心損傷したことを確認する。炉
心損傷の判断は，格納容器雰囲気放射線モニタガンマ線線量率が設計基準事故（原子炉冷却材喪失）相当の 10 倍以上となった場合とする。
炉心損傷を確認するために必要な計装設備は，格納容器雰囲気放射線モニタ 格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）等：格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）等である。
（Ｄ／Ｗ），格納容器雰囲気放射線モ
ニタ（Ｓ／Ｃ）
記載箇所の相違

記載箇所の相違ｏ．逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作
原子炉水位の低下が継続し，燃料有効長底部から燃料有効長の 20％上の位置に 東海第二では，BAF+20%で実施（詳細
到達した時点で，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） は添付資料 3.2.1）
2 個を手動で開放し，原子炉を減圧する。なお，この原子炉減圧のタイミングは，
原子炉水位が燃料有効長頂部以下となった場合，原子炉減圧を遅らせた方が，原 東海第二では，原子炉減圧タイミング
子炉圧力容器内の原子炉冷却材の量を多く維持できるため，原子炉圧力容器破損 の考え方について記載に至る時間を遅らせることができる一方で，ジルコニウム－水反応が著しくなる
前に原子炉を減圧することで水素の発生量を抑えられることを考慮して設定したものである。
逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作に必要な計装設備 原子炉水位（燃料域）等：原子炉水位）
は，原子炉水位（燃料域）等である。
燃料域），原子炉水位（ＳＡ燃料域），
原子炉減圧後は，逃がし安全弁（自動減圧機能）の開状態を保持し，原子炉圧 原子炉圧力，原子炉圧力（ＳＡ），サ
力を低圧状態に維持する。
プレッション・プール水温度（添付資料 3.2.1）

f. 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器冷却5／65

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原子炉圧力容器下鏡部温度 300℃到達により溶融炉心の炉心下部プレナムへの移行を確認した場合，格納容器圧力 0.465MPa[gage]到達を確認した場合又は格納容器温度
190℃到達を確認した場合は，中央制御室からの遠隔操作により復水移送ポンプ 2 台を使用した代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器冷却※3 を実施する。また，格納容器圧力 0.465MPa[gage]到達によって開始した場合は格納容器圧力が 0.39MPa[gage]以下となった時点で停止する。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器冷却を確認するために必要な計装設備は，ドライウェル雰囲気温度，復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）等である。
また，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器冷却と同時に原子炉格納容器内の pH 制御のため薬品注入を実施する。
※3 原子炉格納容器内の温度を低下させ，逃がし安全弁の環境条件を緩和する目的で実施する操作。なお，本操作に期待しない場合であっても，評価上，原子炉圧
力容器底部が破損に至るまでの間，逃がし安全弁は原子炉減圧機能を維持できる。
g. 原子炉格納容器下部への注水
原子炉への注水手段がないため，炉心が溶融して炉心下部プレナムへ溶融炉心が移行する。
炉心下部プレナムへの溶融炉心移行を確認するために必要な計装設備は，原子炉圧力容器下鏡部温度である。
原子炉圧力容器下鏡部温度 300℃到達により炉心下部プレナムへの溶融炉心移行を確認した場合，原子炉圧力容器破損に備えて中央制御室からの遠隔操作によって格納容器
下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部への注水を実施する。この場合の注水は，原子炉格納容器下部への水張りが目的であるため，原子炉格納容器下部の水位が 2m（注水量 180m3 相当）に到達していることを確認した後，原子炉格納容器下部への注水を停止する。
原子炉格納容器下部への注水を確認するために必要な計装設備は，復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）及び格納容器下部水位である。
また，原子炉格納容器下部への注水と同時に原子炉格納容器内の pH 制御のため薬品注入を実施する。

東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備考東海第二では代替循環冷却系によって格納容器内除熱が継続されていることから，格納容器圧力は上昇せず，
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作の実施基準（465kPa[gage]）に到達しない。

ｐ．常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）によるペデス 東海第二では通常時からペデスタル
タル（ドライウェル部）水位の確保操作
内に水位約 1m の水張りをしている。
代替循環冷却系による格納容器内の減圧及び除熱操作を実施後，中央制御室か 事故時には，デブリ冷却の観点から水らの遠隔操作により常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常 位を確実に 1m 付近とするため，一旦設）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水操作を実施する。ペデスタル ペデスタル（ドライウェル部）注水し，（ドライウェル部）には通常運転時から 1m の水位が形成されているが，この場 水位が 1m を超えた時点で注水を停止，合の注水は，水蒸気爆発の発生を仮定した場合の影響を抑制しつつ溶融炉心・コ その後，自動排水によって水位は 1m
ンクリートの影響を緩和する観点から，蒸発によるペデスタル（ドライウェル部） に戻ることで，デブリ落下時に確実に水位の低下を踏まえ，ペデスタル（ドライウェル部）水位を 1m に調整すること 1m 付近に水位を維持するが目的であるため，ペデスタル（ドライウェル部）水位が 1m を超えて上昇した なお，ＭＡＡＰ解析上は，デブリ落下
ことを確認後，ペデスタル（ドライウェル部）への注水を停止する。その後，ペ まではペデスタル水位は 1m に維持さデスタル（ドライウェル部）水はサプレッション・プールに排水され，ペデスタ れていることから，水位の確保操作にル（ドライウェル部）水位は 1m に調整される。
ついては模擬していない。
常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）によるペデス 格納容器下部水位等：低圧代替注水系
タル（ドライウェル部）水位の確保操作に必要な計装設備は，格納容器下部水位 格納容器下部注水流量，格納容器下部等である。
水位，代替淡水貯槽水位
なお，有効性評価の解析条件としては，ペデスタル（ドライウェル部）には事象初期から約 1m の水位を形成していることから，本操作を考慮しないものとする。
ｑ．水素濃度及び酸素濃度監視設備の起動操作
炉心損傷が発生すれば，ジルコニウム－水反応により水素が発生し，水の放射 格納容器内水素濃度（ＳＡ）等：格納
線分解により水素及び酸素が発生することから，常設低圧代替注水系ポンプを用 容器内水素濃度（ＳＡ），格納容器内
いた格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）水位の確 酸素濃度（ＳＡ）
保操作を実施後，中央制御室からの遠隔操作により水素濃度及び酸素濃度監視設
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h. 原子炉圧力容器破損確認
原子炉圧力容器破損を直接確認する計装設備はないため，複数のパラメータの変化傾向により判断する。
原子炉圧力容器破損の徴候として，原子炉水位の低下，制御棒位置の指示値喪失数増
加，原子炉圧力容器下鏡部温度の指示値喪失数増加といったパラメータの変化が生じる。また，原子炉圧力の急激な低下，ドライウェルの圧力の急激な上昇，原子炉格納容器下部の雰囲気温度の急激な上昇といったパラメータの変化によって原子炉圧力容器破損を判断する。
これらにより原子炉圧力容器破損を判断した後は，原子炉圧力とドライウェルの圧力の差圧が 0.10MPa[gage]以下であること及び原子炉格納容器下部の雰囲気温度が飽和温度以上であることで原子炉圧力容器破損を再確認する。

i. 溶融炉心への注水
溶融炉心の冷却を維持するため，原子炉圧力容器が破損し，溶融炉心が原子炉格納容器下部に落下した後は，格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部への注
水を崩壊熱相当の流量にて継続して行う。
格納容器下部注水系（常設）による格納容器下部注水を確認するために必要な計装設
備は，復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）等である。

東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備

考

備を起動し，格納容器内の水素濃度及び酸素濃度を継続的に確認する。
格納容器内の水素濃度及び酸素濃度を確認するために必要な計装設備は，格納容器内水素濃度（ＳＡ）等である。
ｒ．サプレッション・プール水ｐＨ制御装置による薬液注入操作
水素濃度及び酸素濃度監視設備の起動操作を実施後，中央制御室からの遠隔操作によりサプレッション・プール水ｐＨ制御装置（自主対策設備）による薬液注入を行う。サプレッション・プール水のｐＨを 7 以上に制御することで，サプレッション・プール水中での分子状無機よう素の生成が抑制され，その結果，有機よう素の生成についても抑制される。これにより，環境中への有機よう素の放出量を低減させることができる。なお，有効性評価においては，ｐＨ制御には期待
東海第二では，ＲＰＶ破損後速やかにしない。
代替格納容器スプレイ及び格納容器
ｓ．格納容器下部水温の継続監視
原子炉圧力容器破損の徴候として，原子炉水位の低下，制御棒位置の指示値の 下部注水を実施するため，ＲＰＶ破損
喪失数増加，原子炉圧力容器温度（下鏡部）の 300℃到達といったパラメータの を確実に検知するための対応として，変化を確認する。原子炉圧力容器温度（下鏡部）が 300℃に到達した場合には， ＲＰＶ下鏡部温度が 300℃に到達した
原子炉圧力容器の破損を速やかに判断するために格納容器下部水温を継続監視 時点で，ＲＰＶ破損の兆候ととらえ，
格納容器下部水温の継続監視を行う
する。
格納容器下部水温の継続監視の開始に必要な計装設備は，原子炉圧力容器温度 原子炉圧力容器温度等：原子炉圧力容
器温度，格納容器下部水温等である。
デブリがペデスタルに落下し，水温計
ｔ．原子炉圧力容器破損の判断
格納容器下部水温の指示上昇又はダウンスケールといったパラメータの変化 がデブリと接触することで機能喪失することでＲＰＶ破損を判断する。
によって，原子炉圧力容器破損を判断する。
（詳細は添付資料 3.2.2）
原子炉圧力容器の破損判断に必要な計装設備は，格納容器下部水温である。
（添付資料 3.2.2）
ｕ．常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）によ 代替循環冷却系が運転中であるが，デる格納容器冷却操作（原子炉圧力容器破損後）ブリがペデスタル（ドライウェル部）
原子炉圧力容器破損の判断後，中央制御室からの遠隔操作により常設低圧代替 のプール水に落下した際に発生する
注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却 蒸気量が多く，十分な格納容器冷却がを実施する。
できないため，代替格納容器スプレイ
常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）によ 冷却系を追加起動する。
る格納容器冷却操作（原子炉圧力容器破損後）のために必要な計装設備は，低圧 低圧代替注水系格納容器スプレイ流
代替注水系格納容器スプレイ流量等である。
量等：低圧代替注水系格納容器スプレ
ｖ．常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）によるペデス イ流量，ドライウェル圧力，サプレッタル（ドライウェル部）注水操作
ション・チェンバ圧力，代替淡水貯槽
常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）によ 水位る格納容器冷却操作（原子炉圧力容器破損後）を実施後，中央制御室からの遠隔操作により常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）によ デブリの落下により低下した水位をりペデスタル（ドライウェル部）水位 2.75m までペデスタル（ドライウェル部） 補いデブリの冠水を維持するために，
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格納容器下部注水系（常設）により溶融炉心の冷却が継続して行われていることは，
復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）のほか，格納容器下部水位計によっても確認することができるが，原子炉圧力容器破損時の影響により，格納容器下部水位計による監視ができない場合であっても，以下の条件の一部又は全てから総合的に溶融炉心の冷却が継続して行われていることを把握することができる。
原子炉格納容器下部の雰囲気温度が飽和温度程度で推移していること
ドライウェルの雰囲気温度が飽和温度程度で推移していること
原子炉格納容器内の水素濃度の上昇が停止すること
これらは，短時間ではなく数時間の推移を確認する。
溶融炉心の冷却維持は，主に格納容器下部注水系（常設）による格納容器下部注水によって実施するが，サプレッション・チェンバ・プール水位がリターンライン高さ（通常
運転水位+約 1.5m）を超える場合には，リターンラインを通じたサプレッション・チェ
ンバのプール水の原子炉格納容器下部への流入による溶融炉心の冷却に期待でき，サプ
レッション・チェンバ・プール水位計によってこれを推定することができる。

j. 代替循環冷却系による溶融炉心冷却及び原子炉格納容器除熱※4
代替原子炉補機冷却系の準備が完了した後，復水移送ポンプを停止し，代替循環冷却系の運転の準備を実施する。代替循環冷却系の運転の準備が完了した後，代替原子炉補機冷却系を用いた代替循環冷却系の運転による溶融炉心冷却及び原子炉格納容器除熱を開始する。代替循環冷却系の循環流量は，復水補給水系流量計（格納容器下部注水流量）及び復水補給水系流量計（RHR B 系代替注水流量）を用いて格納容器下部注水弁と格納容器スプレイ弁を中央制御室から遠隔操作することで，格納容器下部注水と格納容器スプレイに分配し，それぞれ連続で格納容器下部注水及び格納容器スプレイを実施する。
代替循環冷却系による溶融炉心冷却を確認するために必要な計装設備は，復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）等であり，原子炉格納容器除熱を確認するために必要な計装設備は，復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）,格納容器内圧力，サプレッション・チェンバ・プール水温度等である。
※4 本格納容器破損モードの評価事故シーケンスは取水機能の喪失を伴うものではないが，代替循環冷却系による除熱量の評価においては，保守的に代替原子炉補機冷却系の設計値を用いる。

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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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備考

注水を実施する。以降は，ペデスタル（ドライウェル部）満水付近で溶融炉心の 格納容器下部注水系（常設）によるペ冠水状態を維持するとともに，サプレッション・プール水位の上昇抑制により格 デスタル（ドライウェル部）注水を行
納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作の遅延を図り，可能な限 う。水位回復後は，Ｓ／Ｐ水位上昇をり外部への影響を軽減する観点から，2.25m から 2.75m の範囲に水位を維持する。 極力抑えるために，ペデスタル（ドラただし，高さ 0.2m までの溶融炉心堆積が検知されない場合は，断続的に溶融炉 イウェル部）内の水位を一定の範囲に心が落下した際の水蒸気爆発の発生を仮定した場合の影響を抑制する観点から， 制御する。
0.5m から約 1m の範囲に水位を維持する。
常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）によるペデス 低圧代替注水系格納容器下部注水流タル（ドライウェル部）注水操作に必要な計装設備は，低圧代替注水系格納容器 量等：低圧代替注水系格納容器下部注
水流量，格納容器下部水温，格納容器
下部注水流量等である。
格納容器下部注水系（常設）により溶融炉心が冠水可能な水位に維持されてい 下部水位，代替淡水貯槽水位ることは，格納容器下部水位によって確認することができる。高さ 0.2m までの溶融炉心堆積を検知した場合は，原子炉圧力容器破損時の影響を受けないペデス デブリの落下量が少量で、プール水がタル外側のボックス内に設置された格納容器下部水位（2.25m 及び 2.75m 位置に 十分にサブクール度が低い状態にな
それぞれ複数設置）によってペデスタル（ドライウェル部）水位を監視し，溶融 っていない場合には水蒸気爆発発生
炉心が冠水可能な水位に維持されていることを確認できる。また，高さ 0.2m ま 時の影響が大きくなるため，プール水での溶融炉心堆積が検知されない場合は，格納容器下部水位（0.5m 及び約 1m 位 のサブクール度が小さくなるために置にそれぞれ複数設置）によって，溶融炉心が冠水可能な水位に維持されている 必要なデブリが十分落下するまで（高ことを確認できる。なお，格納容器下部雰囲気温度により格納容器下部の雰囲気 さ 0.2m まで堆積）は，ペデスタル（ド温度が飽和温度程度で推移していることを確認することによっても，溶融炉心の ライウェル部）水位を 0.5m から 1m の冷却が継続して行われていることを把握することができる。
範囲で制御する。
（添付資料 3.2.3）
ｗ．代替循環冷却系による原子炉注水操作並びに格納容器内の減圧及び除熱操作
外部水源の持ち込みを制限し，Ｓ／Ｐ「ｍ．代替循環冷却系による格納容器内の減圧及び除熱操作」以降，代替循環 水位+6.5m 到達による格納容器ベント
冷却系による格納容器内の減圧及び除熱を継続するが，原子炉圧力容器破損後に を回避するため，内部水源である代替
格納容器圧力が低下傾向に転じた後は，原子炉圧力容器内の冷却及び格納容器の 循環冷却系による原子炉注水及び格除熱のため，中央制御室からの遠隔操作により代替循環冷却系の注水先を原子炉 納容器除熱を行う。原子炉注水した水
注水と格納容器スプレイに分配し，それぞれ連続で原子炉注水と格納容器スプレ は，ＰＲＶ下部の破損口から落下してイを実施する。サプレッション・プールを水源として原子炉注水及び格納容器ス ペデスタル（ドライウェル部）内に注
プレイを実施し，緊急用海水系により格納容器内の熱を海に逃がすことで，格納 水される。
容器外からの注水によるサプレッション・プール水位の上昇抑制を図る。
代替循環冷却系原子炉注水流量等：代代替循環冷却系による原子炉注水操作並びに格納容器内の減圧及び除熱操作 替循環冷却系原子炉注水流量，大チアに必要な計装設備は，代替循環冷却系原子炉注水流量等である。
循環冷却系格納容器スプレイ流量，ドｘ．常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）によ ライウェル圧力，サプレッション・チ
る格納容器冷却操作
ェンバ圧力
代替循環冷却系による原子炉注水操作並びに格納容器内の減圧及び除熱操作を実施後，サプレッション・プール水位の上昇抑制により格納容器圧力逃がし装 外部水源持ち込みを制限するため代置による格納容器減圧及び除熱操作の遅延を図り，可能な限り外部への影響を軽 替格納容器スプレイを一旦停止する
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7.2.2.2 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
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，「6.2 評価対
象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，プラント損傷状態を TQUX とし，事象進展が早く炉心損傷までの時間余裕の観点で厳しい過渡事象を起因事象とし，逃がし安全
弁再閉失敗を含まず高圧状態が維持される「過渡事象＋高圧注水失敗＋原子炉減圧失敗＋炉心損傷後の原子炉減圧失敗（＋DCH 発生）」である。
本評価事故シーケンスは「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」の格納容器破損防止対策の有効性を評価するためのシーケンスであることから，炉心損傷までは事象

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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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備考

減する観点から，「ｕ．常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレ が，一時的に格納容器圧力が再上昇すイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作（原子炉圧力容器破損後）」を一旦停 るため，465kPa[gage]到達時点で再度止し，格納容器への水の持ち込みを制限する。ただし，格納容器圧力が上昇し， スプレイを実施する。
465kPa［gage］に到達した場合は，中央制御室からの遠隔操作により常設低圧代
替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作を実施し，格納容器圧力が 400kPa［gage］到達により格納容器冷却を停止する。以降，常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の運転により，格納容器圧力を 400kPa［gage］から 465kPa［gage］の範囲で制御する。これは，格納容器圧力を 400kPa［gage］から 465kPa［gage］の高い領域で維持することでスプレイ効果を高め，サプレッション・プール水位の上昇抑制により格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧及び除熱操作の遅延を図り，可能な限り外部への影響を軽減するための運用として設定している。
常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）によ 低圧代替注水系格納容器スプレイ流る格納容器冷却操作に必要な計装設備は，低圧代替注水系格納容器スプレイ流量 量等：低圧代替注水系格納容器スプレ等である。
イ流量，ドライウェル圧力，サプレッｙ．使用済燃料プールの冷却操作
ション・チェンバ圧力，代替淡水貯槽
代替燃料プール冷却系等を用いて使用済燃料プールへの注水及び冷却を実施 水位する。
ｚ．可搬型窒素供給装置による格納容器内への窒素注入操作
格納容器内酸素濃度が 4.0vol％（ドライ条件）に到達した場合，可搬型窒素供給装置を用いて格納容器内へ窒素を注入することで，格納容器内酸素濃度の上昇を抑制する。
可搬型窒素供給装置による格納容器内への窒素注入操作に必要な計装設備は，格納容器内酸素濃度（ＳＡ）である。
PRA 評価上，減圧失敗として認知失敗
ａａ．タンクローリによる燃料給油操作
タンクローリにより可搬型設備用軽油タンクから可搬型窒素供給装置に燃料 を想定しており，炉心損傷前の原子炉減圧（時間余裕が短い）に対して，炉給油を実施する。
心損傷後の手動減圧までは時間余裕が多くなることから成功基準が異な
3.2.2 格納容器破損防止対策の有効性評価
り，前段に失敗した場合でも後段の手(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 動減圧には成功するパスがある。本シ
価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，プラント損傷状態をＴＱＵＸと ーケンスとしては，SA 対策として炉心し，ＴＱＵＸに属する事故シーケンスの内，事象進展が早く炉心損傷までの時間余 損傷後の手動減圧を BAF;+20%で実施
裕及の観点で厳しい過渡事象を起因事象とし，逃がし安全弁再閉失敗を含まず高圧 する手順としている。
状態が維持される「過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋原子炉減圧失敗＋炉心損傷後の 東海第二では，シナリオの想定として手動減圧失敗（＋ＤＣＨ）」である。
ＲＰＶ破損までは原子炉注水しない
本評価事故シーケンスでは「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」の格納 が，実際の手順としては，ＲＰＶ破損
容器破損防止対策の有効性評価として，原子炉圧力容器破損時の原子炉冷却材圧力 後はＲＰＶ内を冷却するため原子炉
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柏崎刈羽原子力発電所６／７号機を進展させる前提での評価となる。このため，前提とする事故条件として，設計基準事
故対処設備による原子炉注水機能（非常用炉心冷却系）のみならず，重大事故等対処設
備による原子炉注水機能を含む全ての原子炉注水機能が使用できないものと仮定した。
また，高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱の発生防止を確認する観点から，原子炉圧力容器破損に至る前提とした。

仮に炉心損傷後の原子炉注水に期待できる場合には，原子炉圧力容器が破損するまでの時間の遅れや原子炉格納容器下部への落下量の抑制等，事象進展の緩和に期待できると考えられるが，本評価の前提とする事故条件は原子炉注水による事象進展の緩和の不確かさを包絡する保守的な条件である。

なお，格納容器過圧・過温破損の観点については，「7.2.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」にて示したとおり，LOCA をプラント損傷状態とする評価事故シーケンスで確認している。これは，過圧の観点では LOCA によるドライ
ウェルへの蒸気の放出及び原子炉注水による蒸気の発生が重畳する事故シーケンスへの対応が最も厳しいためであり，過温の観点では，事象初期に炉心が露出し過熱状態に至る事故シーケンスへの対応が最も厳しいためである。また，本格納容器破損モードを評価する上では，原子炉圧力容器が高圧の状態で破損に至る事故シーケンスを選定する必要があることから，LOCA をプラント損傷状態とする事故シーケンスは，本格納容器
破損モードの評価事故シーケンスには適さない。
本格納容器破損モードの評価事故シーケンスに示される，炉心損傷前に原子炉減圧に失敗し，炉心損傷後に再度原子炉減圧を試みる状況としては，炉心損傷前の段階で非常用炉心冷却系である低圧注水系のみならず，重大事故等対処設備である低圧代替注水系（常設）等を含む全ての低圧注水機能が失われることで「7.1.2 高圧注水・減圧機能喪失」に示した代替自動減圧ロジックが作動せず，全ての低圧注水機能が失われている場
合の手順に従って原子炉減圧しないまま炉心損傷に至る状況が考えられる。
手順上，全ての低圧注水機能が失われている状況では，原子炉水位が有効燃料棒底部から有効燃料棒の長さの 10%上の位置に到達する時点までは原子炉を減圧しない。この
原子炉減圧のタイミングは，原子炉水位が有効燃料棒頂部以下となった場合，原子炉減圧を遅らせた方が，原子炉圧力容器内の原子炉冷却材の量を多く維持できるため，原子炉圧力容器破損に至る時間を遅らせることができる一方で，ジルコニウム－水反応等が著しくなる前に原子炉を減圧することで水素ガスの発生量を抑えられることを考慮し東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備考を確認する観点より，原子炉圧力容器破損までは事象を進展させることを前提とす 注水を実施することとしており，手順る必要があり，原子炉への注水失敗により原子炉圧力容器破損に至る状況を仮定す に従いＲＰＶ破損後は代替循環冷却る。具体的には，炉心損傷前の段階で設計基準事故対処設備の非常用炉心冷却系で 系による原子炉注水を実施する想定ある高圧炉心スプレイ系，低圧炉心スプレイ系及び低圧注水系並びに原子炉隔離時 としている。
冷却系のみならず，重大事故等対処設備である低圧代替注水系（常設）等を含む全ての低圧注水機能が失われることで「2.2 高圧注水・減圧機能喪失」に示した過渡時自動減圧機能が作動せず，低圧注水機能を含む全ての注水機能が失われている場
合の手順に従って原子炉減圧しないまま炉心が損傷し，その後，原子炉圧力容器破 落下量の抑制等：溶融炉心落下後のＰ損に至る状況を仮定する。
ＣＶ圧力・温度上昇の緩和，コリウム
仮に炉心損傷後の原子炉注水に期待できる場合には，原子炉圧力容器が破損する シールドやコンクリートへの影響緩までの時間の遅れやペデスタル（ドライウェル部）への落下量の抑制等，事象進展 和を含むの緩和に期待できると考えられるが，本評価の前提とする事故条件は原子炉注水に 東海第二では，運転員の対応を厳しく評価する観点から，ＳＢＯを想定。
よる事象進展の緩和の不確かさを包絡する保守的な条件である。
さらに，本評価事故シーケンスにおいては，電源の復旧，注水機能の確保等，必要となる事故対処設備が多く，格納容器への注水・除熱を実施するまでの対応時間を厳しく評価する観点から，全交流動力電源喪失の重畳を考慮する。
なお，格納容器過圧・過温破損の観点については，「3.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」にて示したとおり，ＬＯＣＡをプラント損傷状態とする評価事故シーケンスで確認している。これは，過圧の観点ではＬＯ
ＣＡによるドライウェルへの蒸気の放出及び原子炉注水による蒸気の発生が重畳する事故シーケンスへの対応が最も厳しいためであり，過温の観点では，事象初期に炉心が露出し過熱状態に至る事故シーケンスへの対応が最も厳しいためである。
また，本格納容器破損モードを評価する上では，原子炉圧力容器が高圧の状態で破損に至る事故シーケンスを選定する必要があることから，ＬＯＣＡをプラント損傷状態とする事故シーケンスは，本格納容器破損モードの評価事故シーケンスには適さない。
本格納容器破損モードの評価事故シーケンスに示される，炉心損傷前に原子炉減圧に失敗し，炉心損傷後に再度原子炉減圧を試みる状況としては，炉心損傷前の段
階で非常用炉心冷却系である低圧注水系のみならず，重大事故等対処設備である低圧代替注水系（常設）等を含む全ての低圧注水機能が失われることで「2.2 高圧注
水・減圧機能喪失」に示した代替自動減圧ロジックが作動せず，全ての低圧注水機能が失われている場合の手順に従って原子炉減圧しないまま炉心損傷に至る状況が考えられる。
手順上，全ての低圧注水機能が失われている状況では，原子炉水位が燃料有効長
底部から燃料有効長の長さの 20%上の位置に到達する時点までは原子炉を減圧しない。この原子炉減圧のタイミングは，原子炉水位が燃料有効長頂部以下となった場
合，原子炉減圧を遅らせた方が，原子炉圧力容器内の原子炉冷却材の量を多く維持できるため，原子炉圧力容器破損に至る時間を遅らせることができる一方で，ジル10／65

東海第二発電所 重大事故等対策の有効性評価 比較表（高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱）
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機て設定したものである。また，代替自動減圧ロジックは低圧注水系の起動が作動条件の一つであるため，低圧注水系が失われている状況では作動しない。
これを考慮し，本評価では評価事故シーケンスに加えて全ての低圧注水機能も失われている状況を想定した。
なお，この評価事故シーケンスへの対応及び事象進展は，「7.2.3 原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用」及び「7.2.5 溶融炉心・コンクリート相互作用」の評価
事故シーケンスへの対応及び事象進展と同じものとなる。

本格納容器破損モードではプラント損傷状態を TQUX とし，「7.2.3 原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用」及び「7.2.5 溶融炉心・コンクリート相互作用」ではプ
ラント損傷状態を TQUV としており，異なるプラント状態を選定している。TQUX と TQUV
では喪失する設計基準事故対処設備が異なり，原子炉減圧について，TQUV では設計基
準事故対処設備である逃がし安全弁の機能に期待し，TQUX では重大事故等対処設備としての逃がし安全弁の機能に期待する点が異なる。手順に従う場合，TQUV では原子炉減
圧機能は維持されているが低圧注水機能を喪失しているため，原子炉水位が有効燃料棒
底部から有効燃料棒の長さの 10%上の位置に到達した時点で逃がし安全弁の手動開操作
によって原子炉を減圧することとなる。また，TQUX は高圧溶融物放出／格納容器雰囲
気直接加熱に進展し得るとして選定したプラント損傷状態であるが，重大事故等対処設備としての逃がし安全弁に期待し，原子炉水位が有効燃料棒底部から有効燃料棒の長さの 10%上の位置に到達した時点で逃がし安全弁の手動開操作によって原子炉を減圧することにより，高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱の発生防止を図る。
以上のとおり，どちらのプラント損傷状態であっても事象発生から原子炉減圧までの対応は同じとなり，運転員等操作時間やパラメータの変化も同じとなる。また，原子炉減圧以降も，溶融炉心の挙動に従って一連の流れで生じる各格納容器破損モードを，定められた一連の手順に従って防止することとなる。このことから，格納容器破損モード「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」，「原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用」及び「溶融炉心・コンクリート相互作用」については，同様のシーケンスへの一連の対応の中で各格納容器破損モードに対する格納容器破損防止対策の有効性を評価する。

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，原子炉圧力容器における冷却材放出（臨界流・差圧流），炉心損傷後の原子炉圧力容器におけるリロケーション，原子炉圧力容器内 FCI（溶融炉心細粒化），原子炉圧
力容器内 FCI（デブリ粒子熱伝達），構造材との熱伝達，下部プレナムでの溶融炉心の熱伝達並びに原子炉圧力容器破損が重要現象となる。

東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備考

コニウム－水反応が著しくなる前に原子炉を減圧することで水素の発生量を抑えられることを考慮して設定したものである。また，過渡時自動減圧機能は低圧注水機能の起動が作動条件の一つであるため，低圧注水機能が失われている状況では作動しない。
これを考慮し，本評価では評価事故シーケンスに加えて全ての低圧注水機能も失われている状況を想定した。
なお，この評価事故シーケンスへの対応及び事象進展は，「3.3 原子炉圧力容器
外の溶融燃料－冷却材相互作用」及び「3.5 溶融炉心・コンクリート相互作用」の評価事故シーケンスへの対応及び事象進展と同じものとなる。
本格納容器破損モードではプラント損傷状態をＴＱＵＸとし，「3.3 原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用」及び「3.5 溶融炉心・コンクリート相互作用」
ではプラント損傷状態をＴＱＵＶとしており，異なるプラント損傷状態を選定して 表現の相違はあるが内容は同じ（ヒアリングコメントをうけ表現を最適化いる。
ＴＱＵＶでは，安全機能の喪失に対する仮定として，減圧機能は喪失していない している）
が，低圧注水機能が喪失していることから原子炉注水ができないため，原子炉水位が燃料有効長底部から燃料有効長の 20％上の位置に到達した時点で逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作によって原子炉を減圧し，高圧溶融物放出／格納容器
雰囲気直接加熱の発生防止を図る。
ＴＱＵＸでは，安全機能の喪失に対する仮定として，減圧機能が喪失しているため，原子炉水位が燃料有効長底部から燃料有効長の 20％上の位置に到達した時点
で，重大事故等対処設備としての逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動操作によって原子炉を減圧し，高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱の発生防止を図る。
以上のとおり，どちらのプラント損傷状態であっても事象発生から原子炉減圧までの対応は同じとなり，運転員等操作時間やパラメータの変化も同じとなる。また， 表現の相違はあるが内容は同じ
原子炉減圧以降も，溶融炉心の挙動に従って一連の流れで生じる各格納容器破損モードを，定められた一連の手順に従って防止することとなる。このことから，本評
価事故シーケンスへの対応及び事象進展は，「3.3 原子炉圧力容器外の溶融燃料－
冷却材相互作用」及び「3.5 溶融炉心・コンクリート相互作用」の評価事故シーケ
ンスへの対応及び事象進展と同じものとなる。よって，格納容器破損モード「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」,「原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用」及び「溶融炉心・コンクリート相互作用」については，同じシーケンス
で各格納容器破損モードに対する格納容器破損防止対策の有効性を評価する。
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，原子炉圧力容器における冷却材放出（臨界流・差圧流），炉心損
傷後の原子炉圧力容器におけるリロケーション，原子炉圧力容器内ＦＣＩ（溶融炉
心細粒化），原子炉圧力容器内ＦＣＩ（デブリ粒子熱伝達），構造材との熱伝達，下部プレナムでの溶融炉心の熱伝達並びに原子炉圧力容器破損が重要現象となる。よ11／65

東海第二発電所 重大事故等対策の有効性評価 比較表（高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱）
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

東海第二発電所

よって，これらの現象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総合解析コード MAAP により
原子炉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。

って，これらの現象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ＭＡＡＰにより原子炉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。

(2) 有効性評価の条件
本評価事故シーケンス対する初期条件も含めた主要な解析条件を第 7.2.2－2 表に示す。また，主要な解析条件について，本評価事故シーケンス特有の解析条件を以下に示す。
a. 事故条件(a) 起因事象
起因事象として，給水流量の全喪失が発生するものとする。

(2) 有効性評価の条件
本評価事故シーケンスに対する主要な解析条件を第 3.2－2 表に示す。また，主要な解析条件について，本評価事故シーケンス特有の解析条件を以下に示す。

(b) 安全機能等の喪失に対する仮定
高圧注水機能として原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系の機能喪失を，低圧注水機能として低圧注水系の機能喪失を想定する。
さらに重大事故等対処設備による原子炉注水にも期待しない※5 ものとする。これは，炉心損傷前には原子炉を減圧できない状況を想定するためである。
※5 代替原子炉注水弁（残留熱除去系注入弁）制御不能による低圧代替注水系機能喪失を想定。格納容器下部注水系等，復水移送ポンプを用いた原子炉注水以外の緩和
機能には期待する。

(c) 外部電源
外部電源は使用できないものと仮定する。
本評価事故シーケンスへの事故対応に用いる設備は非常用高圧母線に接続されており，非常用ディーゼル発電機からの電源供給が可能であるため，外部電源の有無は事象進展に影響を与えないが，非常用ディーゼル発電機に期待する場合の方が資源の観点で厳しいことを踏まえ，外部電源なしとして設定する。
(d) 高温ガスによる配管等のクリープ破損や漏えい等による影響
原子炉圧力を厳しく評価するため，高温ガスによる配管等のクリープ破損や漏えい等

備

考ａ．事故条件(a) 起因事象
起因事象として，給水流量の全喪失が発生するものとする。
(b) 安全機能の喪失に対する仮定
高圧注水機能として高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系，低圧注水 東海第二では，運転員の対応を厳しく機能として低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）が機能喪失す 評価する観点から，ＳＢＯを想定るものとし，さらに，全ての非常用ディーゼル発電機等の機能喪失を想定し，全交流動力電源喪失の重畳を考慮するものとする。
(c) 重大事故等対処設備による原子炉注水に対する仮定
原子炉圧力容器破損までは重大事故等対処設備による原子炉への注水を考慮しないものとする。なお，常設低圧代替注水系ポンプを用いた原子炉注水以 柏崎では事象を通じて原子炉注水を外の緩和機能となる代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び格納容器下部注 実施していないが，東海第二ではベー水系（常設）は考慮する。原子炉圧力容器破損後は，原子炉圧力容器内の冷却 スケースにおいてＲＰＶ破損後に原子炉注水を実施しているため，感度解を考慮し，代替循環冷却系による原子炉注水を行うものとする。
また，原子炉圧力容器破損後の原子炉注水を考慮しない場合の影響を「3.2.3 析としてＲＰＶ破損後に原子炉注水
解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価」において評価するものとす に期待しない場合の解析を実施る。
(d) 外部電源
外部電源は使用できないものとする。
安全機能の喪失に対する仮定に基づき，外部電源なしを想定する。

資源の観点では常設代替高圧電源装
置 5 台が事象発生から 7 日間継続起動
した場合でも軽油貯蔵タンクの容量以下の消費であることを別途評価している。
高温ガスによる配管等のクリープ破損や漏えい等:計装配管からの漏えい(e) 高温ガスによる配管等のクリープ破損や漏えい等による影響
原子炉圧力を厳しく評価するため，高温ガスによる配管等のクリープ破損や 等（添付資料 3.2.4 参照）
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東海第二発電所 重大事故等対策の有効性評価 比較表（高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱）
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機
は，考慮しないものとする。
(e) 水素ガス及び酸素ガスの発生
水素ガスの発生については，ジルコニウム－水反応及び溶融炉心・コンクリート相互作用を考慮するものとする。なお，解析コード MAAP の評価結果では水の放射線分解による水素ガス及び酸素ガスの発生を考慮していない。このため，水の放射線分解による水素ガス及び酸素ガスの発生量は「7.2.4 水素燃焼」と同様に，解析コード MAAP で得られる崩壊熱をもとに評価するものとし「7.2.5 溶融炉心・コンクリート相互作用」にてその影響を確認する。
b. 重大事故等対策に関連する機器条件(a) 原子炉スクラム信号
原子炉スクラムは，事象の発生と同時に発生するものとする。

(b) 逃がし安全弁
逃がし安全弁の逃がし弁機能にて，原子炉冷却材圧力バウンダリの過度の圧力上昇を抑えるものとする。また，原子炉減圧には自動減圧機能付き逃がし安全弁（2 個）を使用するものとし，容量として，1 個あたり定格主蒸気流量の約 5%を処理するものとする。

(c) 格納容器下部注水系（常設）
原子炉圧力容器破損前に，格納容器下部注水系（常設）により 90m3/h で原子炉格納容器下部に注水し，水位が 2m に到達するまで水張りを実施するものとする。
原子炉圧力容器が破損して溶融炉心が原子炉格納容器下部に落下した後は，格納容器
下部注水系（常設）により崩壊熱相当の注水を行うものとする。
(d) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）
原子炉圧力容器破損前に，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）により 70m3/h で原子炉格納容器内にスプレイする。原子炉圧力容器破損後は，格納容器圧力及び温度上昇の抑制に必要なスプレイ流量を考慮し，130m3/h 以上で原子炉格納容器内にスプレイする。
(e) 代替循環冷却系※6

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

東海第二発電所備

考

漏えい等は，考慮しないものとする。
（添付資料 3.2.4） 柏崎ではコンクリート侵食によるガ(f) 水素及び酸素の発生
ス発生を踏まえ「ＭＣＣＩ」において水素の発生については，ジルコニウム－水反応及び溶融炉心・コンクリート 水素及び酸素の影響を確認している相互作用を考慮するものとする。なお，解析コードＭＡＡＰの評価結果では水 が，東海第二ではコンクリートは侵食の放射線分解による水素及び酸素の発生を考慮していない。このため，水の放 しないため「ＤＣＨ」において水素及
射線分解による水素及び酸素の発生量は 「3.4 水素燃焼」と同様に，解析コ び酸素の発生の影響を確認している
ードＭＡＡＰで得られる崩壊熱をもとに評価する。初期条件の初期酸素濃度並びに事故条件の水素及び酸素の発生については，「3.4 水素燃焼」と同じである。
ｂ．重大事故等対策に関連する機器条件(a) 原子炉スクラム
解析における原子炉水位低下を厳し
原子炉スクラムは，原子炉水位低（レベル３）信号によるものとする。
く見積もる観点から，原子炉水位低（レベル３）信号によりスクラムするものとしている。
(b) 主蒸気隔離弁
主蒸気隔離弁は，事象発生と同時に閉止するものとする。
(c) 再循環ポンプ
再循環ポンプは，事象発生と同時に停止するものとする。
(d) 逃がし安全弁
逃がし安全弁（安全弁機能）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，原子炉減圧には，逃がし安全弁（自動減圧機能）
2 個を使用するものとし，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。

東海第二ではヒアリングでの議論を踏まえ記載

東海第二では，原子炉圧力が高めに維持され，また，原子炉減圧時に原子炉圧力が所定の圧力に到達するまでの時間が遅くなることで，評価項目に対して厳しい条件となる安全弁機能に期待した評価としている。
定格蒸気流量 6240t/h に対し，各弁の(e) 代替循環冷却系
代替循環冷却系の循環流量は，炉心冷却の維持に必要な流量，格納容器圧力 逃 が し 弁 機 能 に お け る 排 気 流 量及び雰囲気温度の抑制に必要なスプレイ流量を考慮し，全体で 250m３／h とし， 354.6t/h～367.6t/h であることから，
原子炉圧力容器破損前及び原子炉圧力容器破損後の格納容器圧力が低下傾向 各弁の排気流量は約 5.7%～5.9%となとなるまではドライウェルへ 250m３／h で連続スプレイを実施する。原子炉圧 るため，参考情報として約 6%と記載し力容器破損後の格納容器圧力が低下傾向に転じた後は，ドライウェルへ 150m３ ている。解析の入力としては第 3.2-2／h，原子炉へ 100m３／h にて流量配分し，それぞれ連続スプレイ及び連続注水 表のとおり，減圧特性を入力していを実施する。
る。
(f) 緊急用海水系
代替循環冷却系から緊急用海水系への伝熱容量は，熱交換器の設計性能に基 代替循環冷却系が運転中であるが，デづき約 14MW（サプレッション・プール水温度 100℃，海水温度 32℃において） ブリがペデスタル（ドライウェル部）
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柏崎刈羽原子力発電所６／７号機
代替循環冷却系の循環流量は，全体で約 190m3/h とし，ドライウェルへ約 140m3/h，
原子炉格納容器下部へ約 50m3/h にて流量分配し，それぞれ連続スプレイ及び連続注水を実施する。
※6 本格納容器破損モードの評価事故シーケンスは原子炉補機冷却系の機能喪失を伴うものではないが，代替循環冷却系による除熱量の評価においては，保守的に代
替原子炉補機冷却系の設計値を用いる。

c. 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，「6.3.5 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) 原子炉急速減圧操作は，設計基準事故対処設備による原子炉注水機能（非常用炉心冷却系）のみならず，重大事故等対処設備による原子炉注水機能を含む全ての原子炉
注水機能が喪失している場合の運転手順に従い，原子炉水位が有効燃料棒底部から有効燃料棒の長さの 10%上の位置に到達した時点で開始する。
(b) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器冷却操作（原子炉圧力容器破損前の原子炉格納容器冷却）は，原子炉圧力容器下鏡部温度が 300℃に到達したことを確認して開始し，原子炉圧力容器破損を確認した場合に停止する。
(c) 格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部への注水操作（原子炉圧力容器破損前の先行水張り）は，原子炉圧力容器下鏡部温度が 300℃に到達したことを確認して開始し，原子炉格納容器下部の水位が 2m（注水量 180m3 相当）に到達したことを確認した場合に停止する。

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

東海第二発電所とする。
(g) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）
原子炉圧力容器破損の判断後に，格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇を抑制
可能な流量を考慮し，300m３／h にて格納容器内にスプレイするものとする。
格納容器圧力が低下傾向となれば，一旦格納容器スプレイを停止するが，再度格納容器圧力が上昇し，格納容器圧力 465kPa［gage］に到達した場合は，運転員の操作頻度を厳しめに高くする観点から，130m３／h にて格納容器内にスプレイするものとする。
(h) 格納容器下部注水系（常設）
原子炉圧力容器破損の判断後に，溶融炉心の冠水継続が可能な流量を考慮
し，80m３／h にてペデスタル（ドライウェル部）に注水するものとする。
(i) 可搬型窒素供給装置
可搬型窒素供給装置による格納容器内窒素注入は，温度 30℃，純度 99vol％にて 200m３／h（窒素 198m３／h 及び酸素 2m３／h）で格納容器内に注入するものとする。
(j) コリウムシールド耐熱材
コンクリートの侵食を抑制する観点から，ジルコニア耐熱材を設定する。侵食開始温度は，ジルコニア耐熱材の侵食試験結果に基づき，2,100℃を設定する。
（添付資料 3.5.1）(k) ペデスタル（ドライウェル部）床面積
溶融炉心の拡がり面積が狭いことにより，コンクリート侵食量の観点で厳しくなることから，コリウムシールドを考慮した床面積を設定する。

備考のプール水に落下した際に発生する蒸気量が多く，十分な格納容器冷却ができないため，代替格納容器スプレイ
冷却系を追加起動する。
詳細は「ｖ．常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）注水操作」に記載
大気中の空気を原料とし，空気中の酸素を吸着除去することで純度 99%の窒素を注入する設備であることから，総供給量 200m3/h に対し，
窒素 198m3/h，
酸素 2m3/h として評価している
温度は気象条件に基づき設定「抑制」に統一
融点は国プロに基づき設定（添付資料
3.5.1）
東海第二ではコリウムシールドを全面に敷設することから，床面積についてはコリウムシールド設置後の床面積を設定している。

ｃ．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) 逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作は，設計基準事
故対処設備による原子炉注水機能（非常用炉心冷却系及び原子炉隔離時冷却系）のみならず，重大事故等対処設備による原子炉注水機能を含む全ての原
子炉注水機能が喪失している場合の運転手順に従い，原子炉水位が燃料有効長底部から燃料有効長の 20％上の位置に到達した時点で開始するものとする。
(b) 代替循環冷却系による格納容器内の減圧及び除熱操作は，緊急用海水系及び 東海第二では，緊急用海水系及び代替
代替循環冷却系の準備時間等を考慮し，事象発生 90 分後から開始するもの 循環冷却系による格納容器除熱を実とする。その後，原子炉圧力容器破損後に格納容器圧力が低下傾向に転じて 施
30 分後に，ドライウェルと原子炉へ流量配分し，それぞれ連続スプレイ及び連続注水を実施することで，代替循環冷却系による原子炉注水並びに格納容
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柏崎刈羽原子力発電所６／７号機(d) 格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部への注水操作（原子炉圧力容器破損後の注水）は，原子炉圧力容器破損を確認した場合に開始する。
(e) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器冷却操作（原子炉圧力容器破損後の原子炉格納容器冷却）は，格納容器圧力が 0.465MPa[gage]又は格納容器
温度が 190℃に到達した場合に開始する。なお，格納容器スプレイは，代替原子炉補機冷却系の準備時間を考慮し，事象発生から約 20 時間後に停止するものとする。
(f) 代替循環冷却系による原子炉格納容器除熱操作※7 は，代替循環冷却系への切替えの準備時間等を考慮し，格納容器スプレイ停止から 0.5 時間後の，事象発生から 20.5
時間後から開始するものとする。
※7 本格納容器破損モードの評価事故シーケンスは原子炉補機冷却系の機能喪失を伴うものではないが，代替循環冷却系による除熱は保守的に代替原子炉補機冷却系を用いて実施するものとし，除熱操作の開始は，代替原子炉補機冷却系の準備に要する時間を設定する。

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

東海第二発電所備

考

器内の減圧及び除熱を実施するものとする。
(c) 常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）に 代替循環冷却系が運転中であるが，デよる格納容器冷却操作（原子炉圧力容器破損後）は，原子炉圧力容器破損の ブリがペデスタル（ドライウェル部）
判断及び操作実施に必要な時間を考慮し，原子炉圧力容器破損の 6 分後に開 のプール水に落下した際に発生する始するものとする。また，原子炉圧力容器破損後に格納容器圧力が低下傾向 蒸気量が多く，十分な格納容器冷却がに転じて 30 分後に停止するものとする。その後，常設低圧代替注水系ポン できないため，代替格納容器スプレイ
プを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作は， 冷却系を追加起動する。
格納容器圧力が 465kPa［gage］に到達した場合に開始し，格納容器圧力が400kPa［gage］まで低下した場合に停止するものとする。
詳細は「ｖ．常設低圧代替注水系ポン(d) 常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）によるペデ プを用いた格納容器下部注水系（常スタル（ドライウェル部）注水操作は，操作実施に必要な時間を考慮し，常 設）によるペデスタル（ドライウェル
設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）によ 部）注水操作」に記載
る格納容器冷却操作（原子炉圧力容器破損後）の 1 分後に開始するものとする。また，ペデスタル（ドライウェル部）水位が 2.75m に到達した場合に停止するものとする。その後は，ペデスタル（ドライウェル部）水位が 2.25mまで低下した場合に注水を開始し，2.75m に到達した場合に停止することで，ペデスタル（ドライウェル部）水位を維持する。
(e) 可搬型窒素供給装置による格納容器内への窒素注入操作は，格納容器内酸素濃度が 4.0vol％（ドライ条件）に到達した場合にサプレッション・チェンバ内へ窒素注入を開始するものとする。

(3) 有効性評価（Ｃｓ－137 放出量評価）の条件(3) 有効性評価（Cs-137 の放出量評価）の条件
ａ．事象発生直前まで，定格出力の 100％で長期間にわたって運転されていたもの
a. 事象発生直前まで，定格出力の 100%で長時間にわたって運転されていたものとする。
とする。その運転時間は，燃料を約 1／4 ずつ取り替えていく場合の平衡炉心
その運転時間は，燃料を約 1/4 ずつ取り替えていく場合の平衡炉心を考え，最高
50,000 時間とする。
を考え，最高 50,000 時間とする。
ｂ．原子炉内に内蔵されている核分裂生成物は，事象進展に応じた割合で，格納容b. 代替循環冷却系を用いた場合の環境中への総放出量の評価においては，原子炉内に器内に放出されるものとする。セシウムの格納容器内への放出割合について内蔵されている核分裂生成物が事象進展に応じた割合で，原子炉格納容器内に放出※
は，本評価事故シーケンスにおいては解析コードＭＡＡＰの評価結果の方が，8 されるものとする。
代表的なソースタームに関する報告書であるＮＵＲＥＧ-1465 より大きく算出※8 セシウムの原子炉格納容器内への放出割合については，本評価事故シーケンスにする。
おいては解析コード MAAP の評価結果の方が NUREG-1465 より大きく算出する。
ｃ．格納容器内に放出されたＣｓ－137 については，格納容器スプレイやサプレッ
ション・プール水でのスクラビング等による除去効果を受けるものする。
c. 原子炉格納容器内に放出された Cs-137 については，格納容器スプレイやサプレッション・チェンバのプール水でのスクラビングによる除去効果を考慮する。
d. 原子炉建屋から大気中への放射性物質の漏えいについて考慮する。
漏えい量の評価条件は以下のとおりとする。
a) 原子炉格納容器からの漏えい量は，格納容器圧力に応じた設計漏えい率をもとに評価する。

ｄ．原子炉建屋から大気中へ漏えいするＣｓ－137 の漏えい量評価条件は以下のとおりとする。
(a) 格納容器からの漏えい率は，設計漏えい率及びＡＥＣの式等に基づき設定し ＡＥＣの式等：ＡＥＣの式，ＧＥの式，
た漏えい率を基に格納容器圧力に応じて変動するものとする。
定常流の式の全てを包絡するよう設(b) 漏えい量を保守的に見積もるため，原子炉建屋ガス処理系により原子炉建屋 定している（添付資料 3.1.2.5）
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東海第二発電所 重大事故等対策の有効性評価 比較表（高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱）
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機b) 非常用ガス処理系による原子炉建屋の設計負圧が維持されていることを想定し，設計換気率 0.5 回/日相当を考慮する。なお，非常用ガス処理系フィルタ装置による放射性物質の除去効果については，期待しないものとする。

c ) 原子炉建屋内での放射能の時間減衰は考慮せず，また，原子炉建屋内での粒子状物質の除去効果は保守的に考慮しない。

東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備考

原子炉棟内の負圧が達成されるまでの期間は，原子炉建屋内の放射性物質の 東海第二では，準備時間等を考慮し保持機能に期待しないものとする。また，原子炉建屋ガス処理系により負圧 て，事象発生 2 時間後から原子炉建屋を達成した後は，大気への放出率を 1 回／日（設計値）とする。なお，原子 ガス処理系の効果に期待している
炉建屋ガス処理系のフィルタ装置による放射性物質の除去効果については，
期待しないものとする。
原子炉建屋ガス処理系は，常設代替高圧電源装置からの交流電源の供給を受けて中央制御室からの遠隔操作により事象発生 115 分後に起動し，起動後 5分間で負圧が達成されることを想定する。
(c) 原子炉建屋内での放射能の時間減衰及び放射性物質の除去効果は考慮しな Ｃｓ-137 放出量評価には影響ないが，いものとする。
よう素についても除去効果を考慮し（添付資料 3.2.5） ていないため放射性物質とした。

(4) 有効性評価の結果
本評価事故シーケンスにおける原子炉圧力，原子炉水位（シュラウド内外水位） 東海第二では，ＲＰＶ破損シーケンス
及び原子炉圧力容器下部ヘッド温度の推移を第 3.2－4 図から第 3.2－6 図に，格納 の過圧・過温に対する影響などは全て
容器圧力，格納容器雰囲気温度，サプレッション・プール水位，サプレッション・ 「ＤＣＨ」で確認することとしている
プール水温度及び注水流量の推移を第 3.2－7 図から第 3.2－16 図に，ペデスタル ため，気相濃度，コンクリート侵食量（ドライウェル部）の水位，ペデスタル（ドライウェル部）の壁面及び床面のコン を含めたすべての評価結果を記載しクリート侵食量並びにドライウェル及びサプレッション・チェンバの気相濃度（ウ ているェット条件，ドライ条件）の推移を第 3.2－17 図から第 3.2－27 図にそれぞれ示す。
ａ．事象進展a. 事象進展
事象発生後，全ての設計基準事故対処設備による原子炉注水機能（非常用炉心事象発生後，全ての設計基準事故対処設備による原子炉注水機能（非常用炉心冷却系）
冷却系及び原子炉隔離時冷却系）が機能喪失し，重大事故等対処設備による原子が機能喪失し，重大事故等対処設備による原子炉注水機能についても使用できないもの
炉注水機能についても使用できないものと仮定することから，原子炉水位は急速 東海第二ではフローチャートと記載と仮定することから，原子炉水位は急速に低下する。水位低下により炉心が露出し，事象発生から約 1.0 時間後に炉心損傷に至る。原子炉水位が有効燃料棒底部から有効燃料に低下する。水位低下により炉心が露出し，事象発生から約 35 分後に炉心損傷 を統一
棒の長さの 10%上の位置に到達した時点（事象発生から約 1.4 時間後）で，中央制御室が開始する。原子炉水位が燃料有効長底部から燃料有効長の 20％上の位置に到達 運用の相違
からの遠隔操作により逃がし安全弁 2 個を手動で開放することで，原子炉急速減圧を実した時点（事象発生から約 38 分後）で，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）2 個を手動で開放することで，原子炉減圧を実施する。
施する。原子炉減圧後の低圧代替注水系（常設）による原子炉注水は実施しないものと東海第二では循環冷却系によって格仮定するため，事象発生から約 7.0 時間後に原子炉圧力容器破損に至る。
事象発生から 90 分後に代替循環冷却系による格納容器内の減圧及び除熱を行 納容器除熱を行う。
事象発生から約 3.7 時間後，原子炉圧力容器下鏡部温度が 300℃に到達した時点で，う。また，代替循環冷却系による格納容器除熱操作を実施後，常設低圧代替注水 代替循環冷却による除熱開始後，ＲＰ
格納容器下部注水系（常設）による原子炉圧力容器破損前の原子炉格納容器下部への水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル Ｖ破損までに水位確保操作を実施。
張りを開始すると同時に，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器部）水位の確保操作を実施し，ペデスタル（ドライウェル部）を 1m に調整する。
冷却を行うことにより格納容器温度の上昇を抑制する。格納容器下部注水系（常設）に原子炉減圧後の低圧代替注水系（常設）又は代替循環冷却系による原子炉注水
よる注水流量を約 90m3/h とし，水位が 2m に到達するまで約 2 時間の注水を実施するは実施しないものと仮定するため，事象発生から約 4.5 時間後に原子炉圧力容器
ことで原子炉格納容器下部に 2m の水位を確保し，事象発生から約 5.7 時間後に原子炉破損に至る。
ＭＣＣＩによる侵食を防止しつつ，水格納容器下部への水張りを停止する。
原子炉圧力容器が破損し，溶融炉心がペデスタル（ドライウェル部）の水位 1m 蒸気爆発の影響を小さくする水位と原子炉圧力容器が破損し，溶融炉心が原子炉格納容器下部の水位約 2m の水中に落下の水中に落下する際に，溶融炉心からペデスタル（ドライウェル部）プール水へ して設定する際に，溶融炉心から原子炉冷却材への伝熱が起こり，水蒸気が発生することに伴う(4) 有効性評価の結果
本評価事故シーケンスにおける原子炉圧力，原子炉水位（シュラウド内外水位），格
納容器圧力，格納容器温度，サプレッション・チェンバ・プール水位及び注水流量の推移を第 7.2.2－7 図から第 7.2.2－12 図に示す。

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号機
圧力上昇が生じる。
溶融炉心が原子炉格納容器下部に落下した後は，格納容器下部注水系（常設）により原子炉格納容器下部に崩壊熱相当の注水を継続的に行い，溶融炉心を冷却する。

崩壊熱が原子炉格納容器内に蒸気として放出されるため，格納容器圧力は急激に上昇する。格納容器圧力が 0.465MPa[gage]に到達した時点で代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の流量を 130m3/h 以上にすることにより，格納容器圧力及び温度の上昇は抑制される。

事象発生から 20.5 時間が経過した時点で，代替原子炉補機冷却系による代替循環冷却系の運転を開始する。代替循環冷却系により，格納容器圧力及び温度の上昇は抑制され，その後，徐々に低下するとともに，原子炉格納容器下部の溶融炉心は安定的に冷却される。

なお，事象発生から約 7.0 時間後の原子炉圧力容器破損までは，逃がし安全弁によって原子炉圧力を 2.0MPa[gage]以下に維持することが必要となるが，炉心損傷後の原子炉
圧力容器から逃がし安全弁を通ってサプレッション・チェンバへ放出される高温流体や格納容器温度等の熱的影響を考慮しても，逃がし安全弁は確実に開状態を維持することが可能である。

b. 評価項目等

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

東海第二発電所の伝熱が起こり，水蒸気が発生することに伴う圧力上昇が生じる。
溶融炉心がペデスタル（ドライウェル部）に落下した後は，常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）によりペデスタル（ドライウェル部）に 80m３／h の注水を行い，溶融炉心を冠水維持することで，継続的に溶融炉心の冷却を実施する。
崩壊熱が格納容器内に蒸気として放出されるため，格納容器圧力は急激に上昇する。原子炉圧力容器破損前から代替循環冷却系による格納容器内の減圧及び除熱操作により 250m３／h の格納容器スプレイを実施していること，原子炉圧力容器破損を判断した時点で，常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプ
レイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作（原子炉圧力容器破損後）により 300m
３／h の格納容器スプレイを実施することにより，格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇は抑制される。
格納容器圧力が低下傾向となった時点で，常設低圧代替注水系ポンプを用いた
格納容器冷却を停止するとともに，代替循環冷却系の循環流量を調整し，ドライ
ウェルへ 150m３／h，原子炉へ 100m３／h に分配する。その後，格納容器圧力が465kPa［gage］に到達した時点で，常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による 130m３／h の格納容器スプレイを実施する。
これらによって，格納容器圧力及び雰囲気圧力及び温度の上昇は抑制され，その後，徐々に低下するとともに，ペデスタル（ドライウェル部）の溶融炉心は安定的に冷却される。
また，格納容器内酸素濃度が 4.0vol％（ドライ条件）に到達した時点で，可搬型窒素供給装置による格納容器（サプレッション・チェンバ）内への窒素注入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。窒素注入により格納容器圧力が上昇するが，格納容器圧力 310kPa[gage]到達時点で窒素注入操作を停止する手順としていることから格納容器圧力の上昇は制限され，安定状態は維持される。
なお，事象発生から約 4.5 時間後の原子炉圧力容器破損までは，逃がし安全弁（自動減圧機能）によって原子炉圧力を 2.0MPa［gage］以下に維持することが必要となるが，炉心損傷後の原子炉圧力容器から逃がし安全弁（自動減圧機能）を通ってサプレッション・チェンバへ放出される高温流体やドライウェル雰囲気温度の熱的影響を考慮しても，逃がし安全弁（自動減圧機能）は確実に開状態を維持することが可能である。
（添付資料 3.2.6）
ｂ．評価項目等
格納容器圧力は，第 3.2－7 図及び第 3.2－9 図に示すとおり，格納容器内に崩壊熱等の熱によって発生した水蒸気等が放出されるため徐々に上昇するが，常設
低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納
容器冷却，代替循環冷却系による原子炉注水並びに格納容器内の減圧及び除熱を備

考

溶融デブリが十分冷却されるまでは蒸発量も多く，冠水維持の観点で 80m
３／h の注水を実施。溶融デブリが十分冷却された後は，蒸気発生量が低下し格納容器圧力も低下傾向になるため，
ペデスタルへの注水は代替循環冷却系による原子炉注水への崩壊熱相当の注水がＲＰＶ下部の破損口からペデスタルに流入することで溶融デブリを冷却する。
解析上，代替格納容器スプレイ冷却系を停止し代替循環冷却系を起動した
時点では代替循環冷却系の除熱量では格納容器圧力の上昇を抑えきれず
若干上昇するため，465kPa[gage]到達
時点で代替格納容器スプレイ冷却系（常設）を再度起動する。その後、400kPa[gage]到達により代替格納容器スプレイ冷却系（常設）を停止する。
安定状態は確立されているが，長期的な対応として窒素注入を行う。その後，柏崎では「パージ」として可燃瀬ガスの排出を行うが，東海第二の場合
は事故後約 53 日後に「ベント」として可燃性ガスを排出する。

東海第二では，ＲＰＶ破損シーケンスの過圧・過温に対する影響などは全て「ＤＣＨ」で確認することとしている
ため，気相濃度，コンクリート侵食量を含めたすべての評価結果を記載し
ている
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柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

原子炉圧力容器破損直前の原子炉圧力は約 0.3MPa[gage]であり，2.0MPa[gage]以下に低減されている。
本評価では，「6.2.2.2 有効性を確認するための評価項目の設定」に示す(4)の評価項
目について，原子炉圧力をパラメータとして対策の有効性を確認した。なお，「6.2.2.2
有効性を確認するための評価項目の設定」に示す(5)及び(8)の評価項目については「7.2.3 原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用」及び「7.2.5 溶融炉心・コン
クリート相互作用」にて評価項目を満足することを確認している。また，原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心及び原子炉格納容器の安定状態維持については「7.2.5 溶融
炉心・コンクリート相互作用」にて確認している。
なお，「6.2.2.2 有効性を確認するための評価項目の設定」に示す(1)から(3)の評価
項目については「7.2.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」において，選定された評価事故シーケンスに対して対策の有効性を確認しているが，溶融炉心が原子炉格納容器下部に落下した場合については， 本評価において，「6.2.2.2
有効性を確認するための評価項目の設定」に示す(1)から(3)の評価項目について対策の有効性を確認できる。

東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備考行うことによって，圧力上昇は抑制される。事象発生の約 7.4 時間後に最高値の
約 0.47MPa［gage］となるが，以降は低下傾向となることから，格納容器バウン
ダリにかかる圧力は，評価項目である最高使用圧力の 2 倍（0.62MPa［gage］）を 水の放射線分解で発生する水素及び下回る。なお，格納容器バウンダリにかかる圧力が最高となる事象発生約 7.4 時 酸素が，MAAP で計算された格納容器内
間後においても，水の放射線分解によって発生する水素及び酸素は，格納容器内 の非凝縮性ガスに占める割合が無視の非凝縮性ガスに占める割合の 1％未満であるため，その影響は無視し得る程度 し得る程度であることをもって，(7)である。
のうち，蓄積の観点で評価項目を満足（添付資料 3.2.7） することを確認しています。
格納容器雰囲気温度は，第 3.2－8 図及び第 3.2－10 図に示すとおり，格納容器内に崩壊熱等の熱によって発生した水蒸気等が放出されるため徐々に上昇す
るが，常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却，代替循環冷却系による原子炉注水並びに格納容器内の減圧及び除熱を行うことによって，温度上昇は抑制される。事象発生の約 7.4 時間後に最高値の約 151℃となるが，以降は低下傾向となることから，評価項目である
200℃を下回る。
原子炉圧力は，第 3.2－4 図に示すとおり，原子炉圧力容器の破損直前で約0.3MPa［gage］であり，2.0MPa［gage］以下に低減される。
格納容器内の水素濃度は，第 3.2－26 図及び第 3.2－27 図に示すとおり，ジル 酸素濃度が可燃限界以下であること
コニウム－水反応等により発生した水素が格納容器へ放出されることで 13vol％ をもって，(7)のうち，燃焼の観点で（ドライ条件）を上回るが，第 3.2－24 図及び第 3.2－25 図に示すとおり，格納 評価項目を満足することを確認して容器内酸素濃度が 4.0vol％（ドライ条件）に到達した時点で可搬型窒素供給装置 います。
による格納容器内への窒素注入を行うことによって，酸素濃度の最高値は約
4.0vol％（ドライ条件）にとどまることから，可燃限界である 5vol％（ドライ条件）を下回る。なお，コリウムシールドによってペデスタル（ドライウェル部） 「抑制」に統一の壁面及び床面のコンクリートの侵食は抑制されることから，溶融炉心・コンク
リート相互作用による可燃性ガスは発生しない。
第 3.2－9 図及び第 3.2－10 図に示すとおり，事象発生から約 4.5 時間後に溶融炉心がペデスタル（ドライウェル部）へ落下するが，常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水，常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設） 柏崎では「パージ」として可燃瀬ガス
による格納容器冷却，代替循環冷却系による原子炉注水並びに格納容器内の減圧 の排出を行うが，東海第二の場合は事及び除熱を行うことで，第 3.2－7 図及び第 3.2－8 図に示すとおり，格納容器圧 故後約 53 日後に「ベント」として可力及び格納容器雰囲気温度は低下傾向を示し，ペデスタル（ドライウェル部）に 燃性ガスを排出する。
落下した溶融炉心及び格納容器雰囲気は安定して除熱される。事象を通じて格納容器の限界圧力に到達せず，格納容器圧力逃がし装置を使用することなく，格納容器が過圧・過温破損に至らないことを確認した。なお，格納容器内の酸素濃度 柏崎，東二ともに 7 日間ベントを実施
上昇により，長期的には格納容器圧力逃がし装置を用いて可燃性ガスを排出す しないため，格納容器からの漏えい量る。
の差が Cs-137 放出量に影響。
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柏崎刈羽原子力発電所６／７号機
ここで，「6.2.2.2 有効性を確認するための評価項目の設定」に示す(3)の評価項目については，原子炉格納容器が健全であるため，原子炉格納容器から原子炉建屋への放射性物質の漏えい量は制限され，また，大気中へはほとんど放出されないものと考えられる。これは，原子炉建屋内に漏えいした放射性物質は，原子炉建屋内で時間減衰し，また，粒子状放射性物質は，原子炉建屋内での重力沈降や水蒸気の凝縮に伴い，原子炉建
屋内に沈着すると考えられるためである。原子炉建屋内での放射性物質の時間減衰及び粒子状放射性物質の除去効果等を保守的に考慮せず，原子炉建屋から大気中への放射性物質の漏えいを想定した場合，漏えい量は約 2.5TBq（7 日間）となり，100TBq を下回る。
事象発生からの 7 日間以降，Cs-137 の漏えいが継続した場合の影響評価を行ったところ，約 2.6TBq(30 日間)及び約 2.6TBq(100 日間) であり，100TBq を下回る。

7.2.2.3 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，運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価するものとする。
格納容器破損モード「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」では，設計基準事
故対処設備による原子炉注水機能（非常用炉心冷却系）のみならず，重大事故等対処設
備による原子炉注水機能を含む全ての原子炉注水機能が喪失して炉心損傷に至り，原子炉圧力容器が破損する前に手動操作により原子炉減圧を行うことが特徴である。
また，不確かさの影響を確認する運転員等操作は，事象発生から 12 時間程度までの
短時間に期待する操作及び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，原
子炉急速減圧操作及び代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器冷却操作（原子炉圧力容器破損前の原子炉格納容器冷却）とする。
本評価事故シーケンスの有効性評価における現象の不確かさとしては，溶融炉心落下
流量，溶融ジェット径，溶融炉心粒子化割合，冷却材とデブリ粒子の伝熱，炉心ヒート
アップ，炉心崩壊挙動，溶融炉心と上面水プールとの伝熱，溶融炉心と原子炉圧力容器間の熱伝達，原子炉圧力容器破損判定が挙げられる。
これらの不確かさに対して，燃料ペレットが崩壊する時間及び温度，溶融ジェット径，

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

東海第二発電所備考－２

事象発生から 7 日までの大気中へのＣｓ－137 放出量は，約 3.2×10 TBq であり，評価項目である 100TBq を下回る。また，事象発生から 7 日間以降，Ｃｓ－137 の放出が継続した場合の放出量評価を行ったところ，約 3.4×10－２TBq（事象発生 30 日間）及び約 3.9×10－２TBq（事象発生 100 日間）であり，いずれの場
合も 100TBq を下回る。
（添付資料 3.2.5，3.2.8）

格納容器からの漏えい量は，格納容器内の放射性物質の濃度が高い事象初期が支配的となること，柏崎の PCV ス
プレイ開始は約 3.7 時間（RPV 下鏡温
度 300℃到達時点）に対し，東二では代替循環冷却系による PCV スプレイ開始は 90 分であることから，以下のとおり Cs-137 放出量に差がある。
・東二は，早期の PCV スプレイにより格納容器内の Cs 濃度が抑制される（エアロゾルの捕集）効果が大きい
・東二は，早期の PCV スプレイにより格納容器圧力が低く推移するため
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(1)か建屋への漏えい量が低減
ら(4)，(6)及び(7)の評価項目並びにペデスタル（ドライウェル部）に落下した
溶融炉心及び格納容器の安定状態の維持について，対策の有効性を確認した。
「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(5)の評価項目に 東海第二では，ＲＰＶ破損シーケンス
ついては，「3.3 原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用」において確認 の過圧・過温に対する影響などは全てしている。また，(8)の評価項目については，「3.5 溶融炉心・コンクリート相互 「ＤＣＨ」で確認することとしている
ため，気相濃度，コンクリート侵食量作用」において確認している。
を含めたすべての評価結果を記載している
3.2.3 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，運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価するものとする。
格納容器破損モード「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」では，設計基準
事故対処設備による原子炉注水機能（非常用炉心冷却系及び原子炉隔離冷却系）のみ
ならず，重大事故等対処設備による原子炉注水機能を含む全ての原子炉注水機能が喪失して炉心損傷に至り，原子炉圧力容器が破損する前に手動操作により原子炉減圧を行うことが特徴である。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，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作，緊急用海水系による冷却水（海水）の確保操作及び代替
循環冷却系による格納容器内の減圧及び除熱操作，可搬型窒素供給装置による格納容器内への窒素注入操作とする。
本評価事故シーケンスの有効性評価における現象の不確かさとしては，溶融炉心落下流量，溶融ジェット径，溶融炉心粒子化割合，冷却材とデブリ粒子の伝熱，炉心ヒートアップ，炉心崩壊挙動，溶融炉心と上面水プールとの伝熱，溶融炉心と原子炉圧力容器間の熱伝達，原子炉圧力容器破損判定が挙げられる。
これらの不確かさに対して，燃料ペレットが崩壊する時間及び温度，溶融ジェット
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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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

東海第二発電所

エントレインメント係数，デブリ粒子径，ジルコニウム－水反応速度，限界熱流束に係る係数，下部プレナムギャップ除熱量に係る係数，溶接部破損時の最大ひずみを変化させた場合の本格納容器破損モードに対する影響は小さいことを確認している。

径，エントレインメント係数，デブリ粒子径，ジルコニウム－水反応速度，限界熱流束に係る係数，下部プレナムギャップ除熱量に係る係数，溶接部破損時の最大ひずみを変化させた場合の本格納容器破損モードに対する影響は小さいことを確認している。
また，原子炉水位を監視し，原子炉水位が燃料有効長底部から燃料有効長の 20％上の位置に到達した時点で手動操作による原子炉減圧を行うといった，兆候を捉えた対応を図ることによって，炉心下部プレナムへの溶融炉心移行が発生する前に速やかに2.0MPa［gage］を十分下回る圧力まで原子炉を減圧可能であることを確認している。

また，
原子炉水位を監視し，原子炉水位が有効燃料棒底部から有効燃料棒の長さの 10%上の位置に達した時点で原子炉急速減圧を行うといった，徴候を捉えた対応を図ること
によって，炉心下部プレナムへの溶融炉心移行が発生する前に速やかに 2.0MPa[gage]を十分下回る圧力まで原子炉を減圧可能であることを確認している。

備考(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
本格納容器破損モードにおいて不確かさの影響評価を行う重要現象とは，「6.7 解析本格納容器破損モードにおいて不確かさの影響評価を行う重要現象とは，「1.7
コード及び解析条件の不確かさの影響評価方針」に示すとおりであり，それらの不確か解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価方針」に示すとおりであり，それらさの影響評価は以下のとおりである。
の不確かさの影響評価は以下のとおりである。
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
炉心における燃料棒内温度変化，燃料棒表面熱伝達，燃料被覆管酸化及び燃料被覆管
炉心における燃料棒内温度変化，燃料棒表面熱伝達，燃料被覆管酸化及び燃料
変形の不確かさとして，炉心ヒートアップに関するモデルは，TMI 事故についての再現
被覆管変形の不確かさとして，炉心ヒートアップに関するモデルは，ＴＭＩ事故
性及び CORA 実験についての再現性を確認している。炉心ヒートアップの感度解析（ジについての再現性及びＣＯＲＡ実験についての再現性を確認している。炉心ヒー
ルコニウム－水反応速度の係数についての感度解析）では，炉心溶融時間及び炉心下部
トアップの感度解析（ジルコニウム－水反応速度の係数についての感度解析）では，炉心溶融開始時間及び炉心下部プレナムへの溶融炉心移行の開始時間に対す
プレナムへの溶融炉心移行の開始時間に対する感度は数分程度であり，影響は小さいこ
る感度は数分程度であり，影響は小さいことを確認している。本評価事故シーケ 東海第二ではＲＰＶ破損後に原子炉とを確認している。本評価事故シーケンスでは，重大事故等対処設備を含む全ての原子ンスでは，原子炉圧力容器破損までは重大事故等対処設備を含む全ての原子炉へ 注水を実施することから，ＲＰＶ破損
炉への注水機能が喪失することを想定しており，最初に実施すべき操作は原子炉水位がの注水機能に期待しないことで原子炉圧力容器破損に至ることを想定しており， までは原子炉注水に期待しない評価
有効燃料棒底部から有効燃料棒の長さの 10%上の位置に到達した時点の原子炉減圧操作
最初に実施すべき操作は原子炉水位が燃料有効長底部から燃料有効長の 20％上 としている。
であり，また，燃料被覆管温度等を操作開始の起点としている運転員等操作はないことの位置に到達した時点の逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧 燃料被覆管温度等：被覆管酸化割合をから，運転員等操作時間に与える影響はない。また，原子炉圧力容器下鏡部温度が 300℃に到達した時点で代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器冷却操作操作であり，また，燃料被覆管温度及び原子炉圧力容器温度等を操作開始の起点 含む（原子炉圧力容器破損前の原子炉格納容器冷却）を実施するが，炉心下部プレナムへのとして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 東海第二ではＲＰＶ下鏡部温度を操
作開始の起点としている運転員等操
溶融炉心移行の開始時間の不確かさは小さく，炉心下部プレナムへ溶融炉心が移行したい。
作はない（監視強化は行うが具体的な際の原子炉圧力容器下鏡部温度の上昇は急峻であることから，原子炉圧力容器下鏡部温操作が伴うものではないため）
度を操作開始の起点としている代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器冷却操作（原子炉圧力容器破損前の原子炉格納容器冷却）に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。
炉心における沸騰・ボイド率変化及び気液分離（水位変化）
・対向流の不確かさとし
炉心における沸騰・ボイド率変化及び気液分離（水位変化）
・対向流の不確かて，炉心モデル（炉心水位計算モデル）は，原子炉水位挙動について原子炉圧力容器内さとして，炉心モデル（炉心水位計算モデル）は，原子炉水位挙動について原子のモデルが精緻である解析コード SAFER の評価結果との比較により水位低下幅は解析
炉圧力容器内のモデルが精緻である解析コードＳＡＦＥＲの評価結果との比較
により水位低下幅は解析コードＭＡＡＰの評価結果の方が大きく，解析コードＳ
コード MAAP の評価結果の方が保守的であることを確認している。このため，原子炉水ＡＦＥＲに対して保守的であることを確認している。このため，原子炉水位が燃
位が有効燃料棒底部から有効燃料棒の長さの 10%上の位置に到達する時間が早まる可能
料有効長底部から燃料有効長の 20％上の位置に到達する時間が早まる可能性が性があるが，数分程度の差異であることから，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
あるが，数分程度の差異であることから，運転員等操作時間に与える影響は小さ
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東海第二発電所 重大事故等対策の有効性評価 比較表（高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱）
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機
炉心損傷後の原子炉圧力容器におけるリロケーション及び構造材との熱伝達の不確かさとして，
溶融炉心の挙動モデルは TMI 事故についての再現性を確認している。
また，炉心ノード崩壊のパラメータを低下させた感度解析により原子炉圧力容器破損時間に与える影響は小さいことを確認している。リロケーションの影響を受ける可能性がある
操作としては，原子炉圧力容器下鏡部温度が 300℃に到達した時点での代替格納容器ス
プレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器冷却操作（原子炉圧力容器破損前の原子炉
格納容器冷却）があるが，炉心下部プレナムへの溶融炉心移行の開始時間の不確かさは小さく，炉心下部プレナムへ溶融炉心が移行した際の原子炉圧力容器下鏡部温度の上昇は急峻であることから，原子炉圧力容器下鏡部温度を操作開始の起点としている代替格
納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器冷却操作（原子炉圧力容器破損前の原子炉格納容器冷却）に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。
炉心損傷後の原子炉圧力容器における原子炉圧力容器内 FCI（溶融炉心細粒化）及び原
子炉圧力容器内 FCI（デブリ粒子熱伝達）の不確かさとして，下部プレナムでの溶融炉
心の挙動に関する感度解析により，原子炉圧力容器破損時の原子炉圧力に与える影響は小さいことを確認している。本評価事故シーケンスでは，原子炉圧力容器内 FCI 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，運転員等操作時間に与える影響はない。
炉心損傷後の原子炉圧力容器における炉心下部プレナムでの溶融炉心の熱伝達の不確かさとして，溶融炉心の挙動モデルは TMI 事故についての再現性を確認している。また，炉心下部プレナムと溶融炉心の熱伝達に関する感度解析により原子炉圧力容器破損
時間に与える影響は小さいことを確認している。炉心下部プレナムでの溶融炉心の熱伝
達の不確かさの影響を受ける可能性がある操作としては，原子炉圧力容器下鏡部温度が300℃に到達した時点での代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器
冷却操作（原子炉圧力容器破損前の原子炉格納容器冷却）があるが，炉心下部プレナム
での溶融炉心の熱伝達の不確かさは小さいことから，原子炉圧力容器下鏡部温度を操作
開始の起点としている代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器冷却操作（原子炉圧力容器破損前の原子炉格納容器冷却）に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。
炉心損傷後の原子炉圧力容器における原子炉圧力容器破損の不確かさとして，制御棒
駆動機構ハウジング溶接部の破損判定に用いる最大ひずみ（しきい値）に関する感度解析により最大ひずみを低下させた場合に原子炉圧力容器破損時間が早まることを確認している。
本評価事故シーケンスでは，原子炉圧力容器破損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，運転員等操作時間に与える影響はない。

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

東海第二発電所
い。
炉心損傷後の原子炉圧力容器におけるリロケーション及び構造材との熱伝達の不確かさとして，溶融炉心の挙動モデルはＴＭＩ事故についての再現性を確認している。また，炉心ノード崩壊のパラメータを低下させた感度解析により原子
炉圧力容器破損時間に与える影響は小さいことを確認している。本評価事故シー
ケンスでは，リロケーション及び構造材との熱伝達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，運転員等操作時間に与える影響はない。

炉心損傷後の原子炉圧力容器における原子炉圧力容器内ＦＣＩ（溶融炉心細粒化）及び原子炉圧力容器内ＦＣＩ（デブリ粒子熱伝達）の不確かさとして，下部
プレナムでの溶融炉心の挙動に関する感度解析により，原子炉圧力容器破損時の原子炉圧力に与える影響は小さいことを確認している。本評価事故シーケンスでは，原子炉圧力容器内ＦＣＩ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，運転員等操作時間に与える影響はない。
炉心損傷後の原子炉圧力容器における炉心下部プレナムでの溶融炉心の熱伝
達の不確かさとして，溶融炉心の挙動モデルはＴＭＩ事故についての再現性を確認している。また，炉心下部プレナムと溶融炉心の熱伝達に関する感度解析により原子炉圧力容器破損時間に与える影響は小さいことを確認している。本評価事
故シーケンスでは，下部プレナムでの溶融炉心の熱伝達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，運転員等操作時間に与える影響はない。

備考

東海第二では格納容器下部水温計に
より原子炉圧力容器の破損を判断する手順としており，原子炉圧力容器内の重要現象の不確かさの影響はない。

東海第二では格納容器下部水温計に
より原子炉圧力容器の破損を判断する手順としており，原子炉圧力容器内の重要現象の不確かさの影響はない。

炉心損傷後の原子炉圧力容器における原子炉圧力容器破損の不確かさとして， 東海第二では格納容器下部水温計に制御棒駆動機構ハウジング溶接部の破損判定に用いる最大ひずみ（しきい値）に より原子炉圧力容器の破損を判断す
関する感度解析により最大ひずみを低下させた場合に原子炉圧力容器破損時間 る手順としており，原子炉圧力容器内が早まることを確認している。本評価事故シーケンスでは，原子炉圧力容器破損 の重要現象の不確かさの影響はない。
を操作開始の起点としている操作として常設低圧代替注水系ポンプを用いた代
替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作（原子炉圧力容器破損後）があるが，原子炉圧力容器破損（事象発生から約 4.5 時間後）に対して早まる時間はわずかであり，また，原子炉圧力容器温度（下鏡部）が 300℃に到達したこと等をもって破損兆候を検知し，原子炉圧力容器の破損判断パラメータで原子炉圧力容器温度（下鏡部）が 300℃に到達したこと等：原子炉水位の低下（喪失），制御棒位置の指示値の喪失
数増加を含む（添付資料 3.2.2）
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b. 評価項目となるパラメータに与える影響
炉心における燃料棒内温度変化，燃料棒表面熱伝達，燃料被覆管酸化及び燃料被覆管
変形の不確かさとして，炉心ヒートアップに関するモデルは，TMI 事故についての再現性及び CORA 実験についての再現性を確認している。炉心ヒートアップの感度解析（ジルコニウム－水反応速度の係数についての感度解析）では，炉心溶融時間及び炉心下部
プレナムへの溶融炉心移行の開始時間への感度は数分程度であり，影響は小さいことを確認している。本評価事故シーケンスでは，原子炉水位が有効燃料棒底部から有効燃料棒の長さの 10%上の位置に到達した時点での運転員等操作による原子炉急速減圧によって速やかに原子炉圧力を 2.0MPa[gage]以下に低減し，原子炉圧力容器破損時の原子炉圧力を 2.0MPa[gage]以下に維持しているため，運転員等操作時間に与える影響はないこと
から，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
炉心における沸騰・ボイド率変化及び気液分離（水位変化）
・対向流の不確かさとして，炉心モデル（炉心水位計算モデル）は，原子炉水位挙動について原子炉圧力容器内のモデルが精緻である解析コード SAFER の評価結果との比較により水位低下幅は解析
コード MAAP の評価結果の方が保守的であることを確認している。このため，原子炉水位が有効燃料棒底部から有効燃料棒の長さの 10%上の位置に到達する時間が早まる可能性があるが，数分程度の差異であり，原子炉急速減圧操作後に原子炉圧力は速やかに低下することから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。

炉心損傷後の原子炉圧力容器におけるリロケーション及び構造材との熱伝達の不確かさとして，
溶融炉心の挙動モデルは TMI 事故についての再現性を確認している。
また，炉心ノード崩壊のパラメータを低下させた感度解析により炉心溶融時間に与える影響
は小さいことを確認している。本評価事故シーケンスでは，原子炉圧力容器が破損する
前に， 十分な時間余裕をもって手動減圧により原子炉圧力を 2.0MPa[gage]以下に維持していることから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

炉心損傷後の原子炉圧力容器における原子炉圧力容器内 FCI（溶融炉心細粒化）及び原子炉圧力容器内 FCI（デブリ粒子熱伝達）の不確かさとして，下部プレナムでの溶融
炉心の挙動に関する感度解析により，原子炉圧力容器破損時の原子炉圧力に与える影響
は小さいことを確認している。本評価事故シーケンスでは，原子炉圧力容器が破損する
前に， 十分な時間余裕をもって手動減圧により原子炉圧力を 2.0MPa[gage]以下に維持していることから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

東海第二発電所
ある格納容器下部水温を継続監視することで，原子炉圧力容器破損を速やかに判断可能であることから，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
（添付資料 3.2.9）
ｂ．評価項目となるパラメータに与える影響
炉心における燃料棒内温度変化，燃料棒表面熱伝達，燃料被覆管酸化及び燃料被覆管変形の不確かさとして，炉心ヒートアップに関するモデルは，ＴＭＩ事故についての再現性及びＣＯＲＡ実験についての再現性を確認している。炉心ヒー
トアップの感度解析（ジルコニウム－水反応速度の係数についての感度解析）では，炉心溶融開始時間及び炉心下部プレナムへの溶融炉心移行の開始時間への感度は数分程度であり，影響は小さいことを確認している。本評価事故シーケンス
では，原子炉水位が燃料有効長底部から燃料有効長の 20％上の位置に到達した時
点での逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作によって速やかに原子炉圧力を 2.0MPa［gage］以下に低減し，原子炉圧力容器破損までに原子炉圧力を 2.0MPa［gage］以下に維持しているため，運転員等操作時間に与える影
響はないことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
炉心における沸騰・ボイド率変化及び気液分離（水位変化）
・対向流の不確かさとして，炉心モデル（炉心水位計算モデル）は，原子炉水位挙動について原子炉圧力容器内のモデルが精緻である解析コードＳＡＦＥＲの評価結果との比較
により水位低下幅は解析コードＭＡＡＰの評価結果の方が大きく，解析コードＳ
ＡＦＥＲに対して保守的であることを確認している。このため，原子炉水位が燃
料有効長底部から燃料有効長の 20％上の位置に到達する時間が早まる可能性があるが，数分程度の差異であり，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作後に原子炉圧力は速やかに低下することから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
炉心損傷後の原子炉圧力容器におけるリロケーション及び構造材との熱伝達の不確かさとして，溶融炉心の挙動モデルはＴＭＩ事故についての再現性を確認している。また，炉心ノード崩壊のパラメータを低下させた感度解析により炉心溶融開始時間に与える影響は小さいことを確認している。本評価事故シーケンス
では，原子炉圧力容器破損が発生する前に，十分な時間余裕をもって逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作により原子炉圧力を 2.0MPa［gage］以下に維持していることから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
炉心損傷後の原子炉圧力容器における原子炉圧力容器内ＦＣＩ（溶融炉心細粒化）及び原子炉圧力容器内ＦＣＩ（デブリ粒子熱伝達）の不確かさとして，下部
プレナムでの溶融炉心の挙動に関する感度解析により，原子炉圧力容器破損時の原子炉圧力に与える影響は小さいことを確認している。本評価事故シーケンスでは，原子炉圧力容器破損が発生する前に，十分な時間余裕をもって逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作により原子炉圧力を低下させ，

備

考

評価項目となるパラメータ：原子炉圧
力

評価項目となるパラメータ：原子炉圧
力

評価項目となるパラメータ：原子炉圧
力

評価項目となるパラメータ：原子炉圧
力22／65

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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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

東海第二発電所備考2.0MPa［gage］以下に維持していることから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
炉心損傷後の原子炉圧力容器における炉心下部プレナムでの溶融炉心の熱伝達の不炉心損傷後の原子炉圧力容器における炉心下部プレナムでの溶融炉心の熱伝
確かさとして，溶融炉心の挙動モデルは TMI 事故についての再現性を確認している。ま達の不確かさとして，溶融炉心の挙動モデルはＴＭＩ事故についての再現性を確 評価項目となるパラメータ：原子炉圧
た，炉心下部プレナムと溶融炉心の熱伝達に関する感度解析により原子炉圧力容器破損認している。また，炉心下部プレナムと溶融炉心の熱伝達に関する感度解析によ 力
時間に与える影響は小さいことを確認していることから，評価項目となるパラメータにり原子炉圧力容器破損時間に与える影響は小さいことを確認していることから，与える影響は小さい。
評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
炉心損傷後の原子炉圧力容器における原子炉圧力容器破損の不確かさとして，制御棒
炉心損傷後の原子炉圧力容器における原子炉圧力容器破損の不確かさとして，駆動機構ハウジング溶接部の破損判定に用いる最大ひずみ（しきい値）に関する感度解制御棒駆動機構ハウジング溶接部の破損判定に用いる最大ひずみ（しきい値）に関する感度解析により最大ひずみを低下させた場合に原子炉圧力容器破損が早 評価項目となるパラメータ：原子炉圧
析により最大ひずみを低下させた場合に原子炉圧力容器破損が早まることを確認してまることを確認しているが，原子炉圧力容器破損（事象発生から約 4.5 時間後） 力
いるが，原子炉圧力容器破損（事象発生から約 7 時間後）に対して早まる時間はわずかに対して早まる時間はわずかであることから，評価項目となるパラメータに与えであることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
る影響は小さい。
（添付資料 3.2.9）(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，第 3.2－2 表
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 7.2.2－2 表に示に示すとおりであり，それらの条件設定を設計値等，最確条件とした場合の影響すとおりであり，それらの条件設定を設計値等，最確条件とした場合の影響を評価する。
を評価する。また，解析条件の設定に当たっては，評価項目となるパラメータにまた，解析条件の設定に当たっては，評価項目となるパラメータに対する余裕が小さく対する余裕が小さくなるような設定があることから，その中で事象進展に有意ななるような設定があることから，その中で事象進展に有意な影響を与えると考えられる
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す。
項目に関する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
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件の燃焼度 33GWd/t に対応したものとしており，その最確条件は平均的燃焼度約 30GWd/t 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，解析条件で設定している崩壊熱よりも小さくなるため，発生す
る蒸気量は少なくなり，原子炉水位の低下は緩和されるが，操作手順（原子炉水位に応じて急速減圧を実施すること）に変わりはないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。また，原子炉圧力容器破損に至るまでの事象進展は緩和されるが，操作手順（原子炉圧力容器下鏡部温度に応じて原子炉格納容器冷却操作（原子炉圧力容器破損前の原子炉格納容器冷却）を実施すること）に変わりはないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の原子炉圧力，原子炉水位及び炉心流量は，解析条件の不確かさとして，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが，事象進展に与える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。

(a) 運転員等操作時間に与える影響
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件の燃焼度 33GWd／t に対して最確条件は 33GWd／t 以下であり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，解析条件で設定している崩壊熱よりもおおむね小さくなるため，発生する蒸気量は少なくなり，原子炉水位の低下は緩和されるが，操作手順（逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作を実施すること）に
変わりはないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。

初期条件の原子炉圧力，原子炉水位及び炉心流量は，解析条件の不確かさとして，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが，事象進展に与える影
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。
機器条件の可搬型窒素供給装置は，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合には窒素温度が上昇するため格納容器雰囲気温度が上昇する可能性がある。本評価事故シーケンスでは，格納容器雰囲気温度を起点としている運23／65

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号機(b) 評価項目となるパラメータに与える影響
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件の燃焼度 33GWd/t に対応したものとしており，その最確条件は平均的燃焼度約 30GWd/t 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，解析条件で設定している崩壊熱よりも小さくなるため，発生す
る蒸気量は少なくなり，原子炉水位の低下は緩和され，原子炉急速減圧操作の開始が遅くなるが，原子炉圧力容器破損も遅くなり，原子炉急速減圧操作開始後に原子炉圧力は速やかに低下することから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
初期条件の原子炉圧力，原子炉水位及び炉心流量は，解析条件の不確かさとして，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが，事象進展に与える影響は小さいことから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。

b. 操作条件
操作条件の不確かさとして，操作の不確かさを「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，これらの要因が運転員等操作時間に与える影響を評価する。また，運転員等操作時間に与える影響が評価項目となるパラメータに与える影響を評価し，評価結果を以下に示す。
(a) 運転員等操作時間に与える影響
操作条件の原子炉急速減圧操作は，解析上の操作時間として原子炉水位が有効燃料棒
底部から有効燃料棒の長さの 10%上の位置に到達時（事象発生から約 1.4 時間後）を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，原子炉水位が有効燃料棒底部から
有効燃料棒の長さの 10%上の位置に到達するまでに事象発生から約 1.4 時間の時間余裕があり，また，原子炉急速減圧操作は原子炉水位の低下傾向を監視しながらあらかじめ準備が可能であり，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等であるため，操作開始時間に与える影響は小さいことから，運転員等操作時間に与える影響も小さい。当該
操作は，解析コード及び解析条件（操作条件を除く）の不確かさにより操作開始時間は遅れる可能性があるが，中央制御室で行う作業であり，他の操作との重複もないことから，他の操作に与える影響はない。

東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備

考

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 3.2.9）(b) 評価項目となるパラメータに与える影響
通常運転時において，サイクル末期の初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件の燃焼度 33GWd／t に対して 炉心平均燃焼度が 33GWd/t を超えない
最確条件は 33GWd／t 以下であり，解析条件の不確かさとして，最確条件とし よう燃料を配置する
た場合は，解析条件で設定している崩壊熱よりもおおむね小さくなるため，発生する蒸気量は少なくなり，原子炉水位の低下は緩和され，逃がし安全弁（自 評価項目となるパラメータ：原子炉圧
動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作の開始が遅くなるが，原子炉圧力容 力
器破損も遅くなり，原子炉減圧操作開始後に原子炉圧力は速やかに低下するこ
評価項目となるパラメータ：原子炉圧とから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
初期条件の原子炉圧力，原子炉水位及び炉心流量は，解析条件の不確かさと 力
して，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが，事象進展に与える影
響は小さいことから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
機器条件の可搬型窒素供給装置は，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合には窒素温度が上昇するため格納容器雰囲気温度が上昇する可能性がある。窒素注入は事象発生から約 167 時間後に開始するため，代替循環冷却系による格納容器内の減圧及び除熱操作によって格納容器雰囲気は除熱され 評価項目となるパラメータ：格納容器ており，窒素温度は格納容器雰囲気温度よりも低いことから，窒素注入によっ 雰囲気温度て格納容器雰囲気温度が上昇することはなく，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 3.2.9）
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，運転員等操作時間に与える影響を評価する。また，運転
員等操作時間に与える影響が評価項目となるパラメータに与える影響を評価し，評価結果を以下に示す。
(a) 運転員等操作時間に与える影響
操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作は，解析上の操作時間として原子炉水位が燃料有効長底部から燃料有効長の 20％上の位置に到達時（事象発生から約 38 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，原子炉水位が燃料有効長底部から燃料有効長の 20％上の位置に到達するまでには事象発生から約 38 分の時間余裕があり，また，
原子炉減圧操作は原子炉水位の低下傾向を監視しながらあらかじめ準備が可能であり，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等であるため，操作開始時間に与える影響は小さいことから，運転員等操作時間に与える影響も小さい。当該操作は，解析コード及び解析条件（操作条件を除く）の不確かさにより操作開始時間は遅くなる可能性があるが，中央制御室で行う作業であり，他
24／65

東海第二発電所 重大事故等対策の有効性評価 比較表（高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱）
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機
操作条件の代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器冷却操作（原子炉圧力容器破損前の原子炉格納容器冷却）は，解析上の操作開始時間として原子炉圧
力容器下鏡部温度が 300℃に到達したことを確認しての開始を設定している。運転員等
操作時間に与える影響として，原子炉圧力容器下鏡部温度が 300℃に到達するまでに事象発生から約 3.7 時間の時間余裕がある。また，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器冷却操作は原子炉圧力容器下鏡部温度を監視しながらあらかじめ準備が可能であり，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等であるため，操作開始時間に与える影響は小さいことから，運転員等操作時間に与える影響も小さい。当
該操作は，解析コード及び解析条件（操作条件を除く）の不確かさにより操作開始時間は遅れる可能性があるが，中央制御室で行う作業であり，また，他の並列操作を加味して操作の所要時間を算定していることから，他の操作に与える影響はない。

(b) 評価項目となるパラメータに与える影響
操作条件の原子炉急速減圧操作は，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小さい。
操作条件の代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器冷却操作（原子炉圧力容器破損前の原子炉格納容器冷却）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小さい。

東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備考の操作との重複もないことから，他の操作に与える影響はない。
操作条件の緊急用海水系による冷却水（海水）の確保操作及び代替循環冷却系による格納容器内の減圧及び除熱操作は，解析上の操作開始時間として事象発生から 90 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，代替循環冷却系運転は事象発生 90 分後に開始することとしているが，時間余裕を含めて設定されているため操作の不確かさが操作開始時間に与える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。また，本操作の操
作開始時間は，操作所要時間を踏まえて解析上の想定時間を設定したものであり，緊急用海水系の操作開始時間が早まれば，本操作の操作時間も早まる可能性があり，代替循環冷却系の運転開始時間も早まるが，その他の操作と並列して実施する場合でも，順次実施し所定の時間までに操作を完了できることから影響はない。
操作条件の可搬型窒素供給装置による格納容器内への窒素注入操作は，解析上の操作開始時間として事象発生から約 167 時間後を想定している。
運転員等操作時間に与える影響として，格納容器内への窒素注入の実施基準である格納容器内酸素濃度 4.0vol％（ドライ条件）到達は事象発生から約 167
時間後であるのに対し，可搬型窒素供給装置の移動及びホース敷設等は格納容 評価項目となるパラメータ：原子炉圧器内酸素濃度が 3.5vol％（ドライ条件）到達時（事象発生から約 124 時間後） 力に開始するため，十分な時間余裕があることから，操作開始時間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。
（添付資料 3.2.9）(b) 評価項目となるパラメータに与える影響
評価項目となるパラメータ：格納容器
操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作は， 圧力，格納容器温度
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小さい。
操作条件の緊急用海水系による冷却水（海水）の確保操作及び代替循環冷却系による格納容器内の減圧及び除熱操作は，運転員等操作時間に与える影響として，操作開始時間が早まった場合には，本操作も早まる可能性があり，格納容器圧力及び雰囲気温度を早期に低下させる可能性があることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
評価項目となるパラメータ：酸素濃度
操作条件の可搬型窒素供給装置による格納容器内への窒素注入操作は，解析 （水素燃焼防止）
上の操作開始時間として事象発生から約 167 時間後を想定している。
運転員等操作時間に与える影響として，格納容器内への窒素注入の実施基準である格納容器内酸素濃度 4.0vol％（ドライ条件）到達は事象発生から約 84 時
間後であるのに対し，可搬型窒素供給装置の移動及びホース敷設等は格納容器
内酸素濃度が 3.5vol％（ドライ条件）到達時（事象発生から約 124 時間後）に開始するため，十分な時間余裕があることから，操作開始時間に与える影響は25／65

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

東海第二発電所 重大事故等対策の有効性評価 比較表（高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱）
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

東海第二発電所

備考小さく，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
（添付資料 3.2.9）(3) 操作時間余裕の把握
操作開始時間の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。
操作条件の原子炉急速減圧操作については，原子炉圧力容器破損までに完了する必要があるが，原子炉圧力容器破損までの時間は事象発生から約 7.0 時間あり，準備時間が確保できることから，時間余裕がある。
操作条件の代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器冷却操作（原子炉圧力容器破損前の原子炉格納容器冷却）については，原子炉圧力容器下鏡部温度が300℃に到達後，速やかに実施することが望ましいが，原子炉圧力容器破損前は，本操作が実施できないと仮定しても，格納容器圧力及び温度が原子炉格納容器の限界圧力及び限界温度に到達することはなく，逃がし安全弁による原子炉減圧機能維持も可能であることから，時間余裕がある。

(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。その結果，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(3) 操作時間余裕の把握
操作開始時間の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。
操作条件の逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作について
は，原子炉圧力容器破損までに完了する必要があるが，原子炉圧力容器破損までの 東海第二では，ベースケースにおいて時間は事象発生から約 4.5 時間あり，操作開始時間（事象発生から約 38 分後）に ＲＰＶ破損後の原子炉注水を考慮し対して余裕があるため，準備時間が確保できることから，時間余裕がある。
た解析を実施しているため，感度解析
操作条件の緊急用海水系による冷却水（海水）の確保操作及び代替循環冷却系に として原子炉注水を考慮しない場合
よる格納容器内の減圧及び除熱操作については，格納容器除熱開始までの時間は操 の解析を実施
作所要時間を踏まえて解析上の想定時間を設定したものであり，時間余裕がある。
なお，本操作が大幅に遅れるような事態になった場合でも，原子炉圧力容器破損に至るまでの時間は事象発生から約 4.5 時間であり，
約 3 時間の余裕があることから，時間余裕がある。
操作条件の可搬型窒素供給装置による格納容器内への窒素注入操作は，格納容器
内への窒素注入の実施基準である格納容器内酸素濃度 4.0vol％（ドライ条件））到
達は事象発生から約 167 時間後であるのに対し，可搬型窒素供給装置の移動及びホース敷設等は格納容器内酸素濃度が 3.5vol％（ドライ条件）到達時（事象発生から約 124 時間後）に開始するため，十分な準備時間が確保できることから，時間余裕がある。
（添付資料 3.2.9）(4) 原子炉圧力容器破損後の原子炉注水を考慮しない場合の影響評価
重大事故等対処設備による原子炉注水に対する仮定として，原子炉圧力容器破損までは重大事故等対処設備による原子炉への注水を考慮しないものとしているが，故障により原子炉注水ができない状態であった場合，故障要因を除去できないま
ま，原子炉圧力容器破損後も原子炉へ注水できないことも考えられる。この影響を考慮した感度解析を実施した。格納容器圧力の推移を第 3.2－28 図，格納容器雰囲
気温度の推移を第 3.2－29 図に示す。原子炉圧力容器破損後に原子炉へ注水できな
い場合においても，格納容器圧力及び格納容器雰囲気温度の観点では大きな影響はないことから，評価項目となるパラメータに対する影響は小さい。
（添付資料 3.2.10）(5) 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 体制の相違
た。また，原子炉圧力容器破損後も原子炉へ注水できない場合の感度解析を実施し26／65

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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。このほか，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。

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

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備考た。その結果，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。このほか，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 東海第二では，事象初期に参集要員に期待する操作はない。
内において，操作時間には時間余裕がある。

7.2.2.4 必要な要員及び資源の評価
3.2.4 必要な要員及び資源の評価(1) 必要な要員の評価(1) 必要な要員の評価
格納容器破損モード「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」において，6 号及格納容器破損モード「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」の重大事故等
び 7 号炉同時の重大事故等対策時における事象発生 10 時間までに必要な要員は，対策に必要な災害対策要員（初動）は，「3.2.1(3) 格納容器破損防止対策」に示すとおり 20 名である。
「6.2 重大事故等対策時に必要な要員の評価結果」で説明して「7.2.2.1(3) 格納容器破損防止対策」に示すとおり 28 名である。
「7.5.2 重大事故等
設備，運用の相違
いる災害対策要員（初動）の 39 名で対処可能である。
対策時に必要な要員の評価結果」で説明している運転員及び緊急時対策要員等の 72 名
必要な参集要員：タンクローリによるで対処可能である。
また，必要な参集要員は，「3.2.1(3) 格納容器破損防止対策」に示すとおり 2 名 燃料給油操作（2 名）
また，事象発生 10 時間以降に必要な参集要員は 26 名であり，発電所構外から 10 時であり，参集要員の 72 名に含まれることから対処可能である。
間以内に参集可能な要員の 106 名で確保可能である。
(2) 必要な資源の評価
格納容器破損モード「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」において，必要な水源，燃料及び電源は，「7.5.1(2) 資源の評価条件」の条件にて評価している。その結果を以下に示す。
a. 水源
低圧代替注水系（常設）による原子炉格納容器下部への注水及び代替格納容器スプレ
イ冷却系（常設）による格納容器スプレイは，7 日間の対応を考慮すると，号炉あたり
約 2,700m3 の水が必要となる。6 号及び 7 号炉の同時被災を考慮すると，合計約 5,400m3の水が必要である。水源として，各号炉の復水貯蔵槽に約 1,700m3 及び淡水貯水池に約18,000m3 の水を保有している。これにより，6 号及び 7 号炉の同時被災を考慮しても，必要な水源は確保可能である。また，事象発生 12 時間以降に淡水貯水池の水を，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）により復水貯蔵槽へ給水することで，復水貯蔵槽を枯渇させることなく復水貯蔵槽を水源とした 7 日間の注水継続実施が可能となる。ここで，復水貯蔵槽への補給の開始を事象発生 12 時間後としているが，これは，可搬型設備を事
象発生から 12 時間以内に使用できなかった場合においても，その他の設備にて重大事
故等に対応できるよう設定しているものである。

b. 燃料
非常用ディーゼル発電機による電源供給については，事象発生後 7 日間最大負荷で運転した場合，号炉あたり約 753kL の軽油が必要となる。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）による復水貯蔵槽への給水については，保守的に事
象発生直後からの可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の運転を想定すると，7 日間の運転(2) 必要な資源の評価
格納容器破損モード「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」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，以下のとおりである。
ａ．水 源
常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却及び格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェ
ル部）注水については，7 日間の対応を考慮すると，合計約 380m３の水が必要となる。
水源として，代替淡水貯槽に 4,300m３の水を保有していることから，水源が枯渇することはなく，7 日間の対応が可能である。
代替循環冷却系による原子炉注水並びに格納容器内の減圧及び除熱について
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 日間の対応が可能である。
（添付資料 3.2.11）

ｂ．燃 料
東海第二では全交流動力電源の喪失
常設代替交流電源設備による電源供給について，事象発生直後から 7 日間の常 を仮定
設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 5 台）の運転を想定すると，約352.8kL の軽油が必要となる。軽油貯蔵タンクには約 800kL の軽油を保有していることから，常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置 5 台）による 7 日間
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継続に号炉あたり約 15kL の軽油が必要となる。本評価事故シーケンスでは取水機能の喪失は想定していないが，仮に取水機能が喪失して代替原子炉補機冷却系による原子炉
格納容器除熱を想定し，事象発生後 7 日間代替原子炉補機冷却系専用の電源車を運転した場合，号炉あたり約 37kL の軽油が必要となる。代替原子炉補機冷却系用の大容量送水車（熱交換器ユニット用）については，保守的に事象発生直後からの大容量送水車（熱交換器ユニット用）の運転を想定すると，7 日間の運転継続に号炉あたり約 11kL の軽油が必要となる。5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備及びモニタリ
ング・ポスト用発電機による電源供給については，事象発生直後からの運転を想定すると，7 日間の運転継続に合計約 13kL の軽油が必要となる（6 号及び 7 号炉合計約
1,645kL）。
6 号及び 7 号炉の各軽油タンク（約 1,020kL）にて合計約 2,040kL の軽油を保有しており，これらの使用が可能であることから，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）による復水貯蔵槽への給水，非常用ディーゼル発電機による電源供給，代替原子炉補機冷却系の運転，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備による電源供給及びモニタリ
ング・ポスト用発電機による電源供給について，7 日間の継続が可能である。
c. 電源
外部電源は使用できないものと仮定し，各号炉の非常用ディーゼル発電機によって給電を行うものとする。6 号及び 7 号炉において重大事故等対策時に必要な負荷は，各号
炉の非常用ディーゼル発電機負荷に含まれることから，非常用ディーゼル発電機による電源供給が可能である。
また，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備及びモニタリング・ポスト
用発電機についても，必要負荷に対しての電源供給が可能である。

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

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備

考の電源供給の継続が可能である。
可搬型窒素供給装置による格納容器内への窒素注入について，事象発生直後か
ら 7 日間の可搬型窒素供給装置の運転を想定すると，約 18.5kL の軽油が必要となる。可搬型設備用軽油タンクには約 210kL の軽油を保有していることから，可
搬型窒素供給装置による 7 日間の格納容器内への窒素注入の継続が可能である。
緊急時対策所用発電機による電源供給について，事象発生直後から 7 日間の緊
急時対策所用発電機の運転を想定すると，約 70.0kL の軽油が必要となる。緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タンクに約 75kL の軽油を保有していることから，
緊急時対策所用発電機による 7 日間の電源供給の継続が可能である。
（添付資料 3.2.12）

ｃ．電 源
重大事故等対策時に必要な負荷は約 2,758kW であるが，常設代替交流電源設備 東海第二では全交流動力電源の喪失（常設代替高圧電源装置 5 台）の連続定格容量は 5,520kW であることから，必要 を仮定
負荷に対しての電源供給が可能である。なお必要な負荷には，有効性評価で期待しないが電源供給される不要な負荷も含まれている。
可搬型窒素供給装置の窒素供給装置用電源車については，窒素供給装置に対しての電源供給が可能である。
緊急時対策所用発電機については，必要負荷に対しての電源供給が可能である。
（添付資料 3.2.13）

3.2.5 結 論
7.2.2.5 結論
格納容器破損モード「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」では，運転時の格納容器破損モード「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」では，運転時の異異常な過渡変化又は全交流動力電源喪失が発生するとともに，非常用炉心冷却系等の常な過渡変化又は全交流動力電源喪失が発生するとともに，非常用炉心冷却系等の安全安全機能の喪失が重畳する。このため，原子炉圧力が高い状態で原子炉圧力容器が損機能の喪失が重畳する。このため，原子炉圧力容器が高い圧力の状況で損傷し，溶融炉
傷し，溶融炉心，水蒸気，水素等が急速に放出され，格納容器に熱的・機械的な負荷
心，水蒸気及び水素ガスが急速に放出され，原子炉格納容器に熱的・機械的な負荷が発が発生して格納容器破損に至ることが特徴である。格納容器破損モード「高圧溶融物
生して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「高圧溶融放出／格納容器雰囲気直接加熱」に対する格納容器破損防止対策としては，逃がし安物放出／格納容器雰囲気直接加熱」に対する格納容器破損防止対策としては，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧手段を整備している。
全弁による原子炉減圧手段を整備している。
格納容器破損モード「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」の評価事故シー
格納容器破損モード「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」の評価事故シーケ
ケンス「過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋手動減圧失敗＋炉心損傷後の手動減圧失敗＋ンス「過渡事象＋高圧注水失敗＋原子炉減圧失敗＋炉心損傷後の原子炉減圧失敗（＋DCH
ＤＣＨ」について有効性評価を行った。
発生）」について，有効性評価を行った。
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上記の場合においても，逃がし安全弁の手動開操作による原子炉減圧により，原子炉
圧力容器破損時の原子炉圧力を 2.0MPa[gage]以下に低減することが可能である。また，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，運転員及び緊急時対策要員にて確保可能である。
また，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
以上のことから，逃がし安全弁の手動開操作による原子炉減圧の格納容器破損防止対策は，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
モード「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」に対して有効である。

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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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備考

上記の場合においても，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧操作により，原子炉圧力容器破損までに原子炉圧力を 2.0MPa［gage］以下に低減することが可能である。また，格納容器場バウンダリにかかる圧力，格納容器バウンダリに 評価項目のうち(1)～(3)，(6)及び(7)かかる温度，放射性物質の総放出量，水素の爆轟及び可燃性ガスの蓄積，燃焼の観点 についても満足することを記載
でも評価項目を満足することから，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，災害対策要員にて確保可能である。また，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
以上のことから，格納容器破損モード「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」
において，逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動による原子炉減圧手段の格納容器破損防止対策は，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，格納容器破損モード「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」に対して有効である。

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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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備

考

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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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備

考

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青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備

考

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青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備

考

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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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備

考

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青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備

考

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黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

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考

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黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備

考

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赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
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黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

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考

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黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

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青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

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青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備

考

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青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備

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青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
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青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

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備

考

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東海第二発電所 重大事故等対策の有効性評価 比較表（高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱）
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備

考

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備

考

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東海第二発電所 重大事故等対策の有効性評価 比較表（高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱）
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備

考

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東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備

考

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東海第二発電所 重大事故等対策の有効性評価 比較表（高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱）
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東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備考

感度解析実施項目の相違（東海第二発電所では，原子炉圧力容器破損後に原子炉注水しない場合の感度解析を実施）
以下の理由により，感度解析の方がベースケースより酸素濃度上昇速度が速くなり，窒素注入の開始時間が早くなっている。
（ベース：約 167 時間，
感度：約 133 時間）
・RPV 注水を実施していないことから
RPV 内に沈着した FP から RPV 内気相部への移行により FP 濃度が高くなるのに加え，RPV 内注水を実施していないため，RPV と PCV の差圧がつきやすく FP が PCV（S/C）に流入しやすくなる。その結果，S/P での水の放射線分解が増え，水素及び酸素の発生量が増えるため，酸素濃度が上昇することで，窒素注入開始時間が早くなる。

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東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備

考

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東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備

考

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東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備

考

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東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備

考

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東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備考

注水と合わせてコリウムシールド設
置することでＭＣＣＩによるコンク
リート侵食抑制するという観点で記
載

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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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備

考

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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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備

考

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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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備

考

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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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備

考

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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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備

考

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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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備

考

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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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備

考

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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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備

考

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東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備考7.2.3 原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用
3.3 原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用
7.2.3.1 格納容器破損モードの特徴，格納容器破損防止対策
3.3.1 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(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「原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用」に至る可能性
格納容器破損モード「原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用」に至る可 ＰＲＡの違いによりプラント損傷状のあるプラント損傷状態は，「6.2 評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，
能性のあるプラント損傷状態は，「1.2 評価対象の整理及び評価項目の設定」に示 態に違いがあるが，実態として相違点
TQUV，TQUX，LOCA，長期 TB，TBU 及び TBP である。
すとおり，ＴＱＵＶ，ＴＱＵＸ，長期ＴＢ，ＴＢＵ，ＴＢＰ，ＴＢＤ及びＬＯＣＡ はないである。
(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
格納容器破損モード「原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用」では，発電用原子炉の運転中に運転時の異常な過渡変化，原子炉冷却材喪失事故（LOCA）又は全交流
動力電源喪失が発生するとともに，非常用炉心冷却系等の安全機能の喪失が重畳する。
このため，緩和措置がとられない場合には，溶融炉心と原子炉圧力容器外の水が接触して一時的な格納容器圧力の急上昇が生じ，このときに発生するエネルギが大きい場
合に構造物が破壊され原子炉格納容器の破損に至る。
原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用による水蒸気爆発事象については，これまでに実ウランを用いて種々の実験が行われている。
水蒸気爆発は，溶融炉心が水中に落下し，細粒化して分散する際に蒸気膜を形成し，そこに何らかの外乱が加わることによって蒸気膜が崩壊した際に，瞬時の圧力伝播を生じ，大きなエネルギを発生させる事象である。細粒化した溶融炉心を覆う蒸気膜には安定性があり，何らかの外乱がなければ蒸気膜の崩壊は起こりにくいという知見が実験等により得られている。原子炉格納容器下部に張られた水は準静的であり，外乱が加わる
要素は考えにくい。このことから，実機において水蒸気爆発に至る可能性は極めて小さ
いと考えられる。
また，水蒸気爆発とは別に，溶融炉心から原子炉冷却材への伝熱によって水蒸気が発生することに伴う急激な格納容器圧力の上昇（以下「圧力スパイク」という。
）が発生する。
上記のとおり，現実的には水蒸気爆発が発生する可能性は極めて小さいと考えられることから，本評価では，圧力スパイクについてその影響を評価する。
したがって，本格納容器破損モードでは，原子炉格納容器を冷却及び除熱し，溶融炉
心から原子炉格納容器下部の水への伝熱による，水蒸気発生に伴う格納容器圧力の上昇を抑制することにより，原子炉格納容器の破損を防止する。
また，溶融炉心の落下後は，格納容器下部注水系（常設）によって溶融炉心を冷却するとともに，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器冷却を実施する。その後，代替循環冷却系又は格納容器圧力逃がし装置によって原子炉格納容器の圧力及び温度を低下させる。

(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
格納容器破損モード「原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用」では，発 文章表現に多少の違いはあるが，実態
電用原子炉の運転中に異常な過渡変化，原子炉冷却材喪失（ＬＯＣＡ）又は全交流 として相違点はない。
動力電源喪失が発生するとともに，非常用炉心冷却系等の安全機能の喪失が重畳す 非常用炉心冷却系等：ＲＣＩＣを含むる。このため，緩和措置がとられない場合には，溶融炉心と原子炉圧力容器外の水が接触して一時的な格納容器圧力の急上昇が生じ，このときに発生するエネルギが大きい場合には構造物が破壊され格納容器の破損に至る。
原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用による水蒸気爆発事象について
は，これまでに実ウランを用いて種々の実験が行われている。水蒸気爆発は，溶融炉心が水中に落下し，細粒化して分散する際に蒸気膜を形成し，そこに何らかの外乱が加わることによって蒸気膜が崩壊した際に，瞬時の圧力伝播を生じ，大きなエネルギを発生させる事象である。細粒化した溶融炉心を覆う蒸気膜には安定性があり，何らかの外乱がなければ蒸気膜の崩壊は起こりにくいという知見が実験等により得られている。ペデスタル（ドライウェル部）に張られた水は準静的であり，外乱が加わる要素は考えにくい。このことから，実機において水蒸気爆発に至る可能性は極めて小さいと考えられる。
（添付資料 3.3.1，3.3.2，3.3.3，3.3.4，3.3.5）
また，水蒸気爆発とは別に，溶融炉心から原子炉冷却材への伝熱によって水蒸気が発生することに伴う急激な格納容器圧力の上昇（以下「圧力スパイク」という。）が発生する。
上記のとおり，現実的には水蒸気爆発が発生する可能性は極めて小さいと考えられることから，本評価では，圧力スパイクについてその影響を評価する。
したがって，本格納容器破損モードでは，格納容器内の冷却，減圧及び除熱を行 炉心損傷防止対策との記載統一（具体い，溶融炉心からペデスタル（ドライウェル部）のプール水への伝熱による，水蒸 的な設備名等は記載しない）
気発生に伴う格納容器圧力の上昇を抑制することにより，格納容器の破損を防止する。
また，ペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉心の冷却を行うとともに，長期的には，最終的な熱の逃がし場へ熱の輸送を行うことにより格納容器内の減圧及び除熱を行い，格納容器の破損を防止する。
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なお，本格納容器破損モードの有効性評価を実施する上では，重大事故等対処設備による原子炉注水機能についても使用できないものと仮定し，原子炉圧力容器破損に至るものとする。

東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備考さらに，格納容器内における水素燃焼を防止するため，格納容器内の水素濃度及 東海第二ではベント開始時間を遅延
び酸素濃度が可燃領域に至るまでに，格納容器内へ窒素を注入することによって， するため格納容器内への窒素供給を格納容器の破損を防止する。
実施
本格納容器破損モードに対する有効性を評価するためには，原子炉圧力容器が破 東海第二では，シナリオの想定として損した時点及びその後のプラント状態を評価する必要があることから，原子炉圧力 ＲＰＶ破損までは原子炉注水しない
容器破損までは原子炉への注水を考慮しないものとする。一方，本格納容器破損モ が，ＲＰＶ破損後はＲＰＶ内を冷却すードに対しては，原子炉圧力容器破損後の格納容器破損防止のための重大事故等対 るための原子炉注水を実施する手順
策の有効性についても評価するため，原子炉圧力容器破損後は重大事故等対策に係 とするため，ＲＰＶ破損後は代替循環る手順に基づきプラント状態を評価することとする。したがって本評価では，原子 冷却系による原子炉注水を実施する
炉圧力容器破損後も原子炉圧力容器内に残存する放射性物質の冷却のために原子 想定としている。
炉に注水する対策及び手順を整備することから，これを考慮した有効性評価を実施 東海第二では，原子炉注水を考慮しなすることとする。また，原子炉圧力容器破損後の原子炉注水を考慮しない場合の影 い場合の感度解析を実施
響について評価することとする。

(3) 格納容器破損防止対策(3) 格納容器破損防止対策
格納容器破損モード「原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用」で想定される格納容器破損モード「原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用」で想定さ事故シーケンスでは，原子炉格納容器下部への溶融炉心落下を想定する。この状況では，れる事故シーケンスでは，ペデスタル（ドライウェル部）への溶融炉心の落下を想 東海第二では通常運転時から 1m の水原子炉格納容器下部における「溶融炉心・コンクリート相互作用」を緩和する観点から，定する。この状況では，ペデスタル（ドライウェル部）における「溶融炉心・コン 張りを実施するとともに，事故時，Ｒ
溶融炉心落下前に格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部への水張りを
クリート相互作用」を緩和する観点から，ペデスタル（ドライウェル部）に水プー ＰＶ破損までにペデスタル（ドライウ行うことから，溶融炉心落下時には原子炉格納容器下部に水が張られた状態を想定す
ルが存在することから，溶融炉心落下時にはペデスタル（ドライウェル部）に水が ェル部）の水位を 1m に調整する対策
る。なお，この水張り深さは，「原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用」に伴張られた状態を想定する。なお，この水張り水位は，「原子炉圧力容器外の溶融燃 を整備する
う圧力スパイクの発生を仮定した場合の影響を小さく抑えつつ，「溶融炉心・コンクリ
料－冷却材相互作用」に伴う水蒸気爆発の発生を仮定した場合の影響を小さく抑え 東海第二では，水位 1m の条件で水蒸ート相互作用」の緩和効果に期待できる深さを考慮して約 2m としている。また，そのつつ，「溶融炉心・コンクリート相互作用」の緩和効果に期待できる深さを考慮し 気爆発の影響を評価し格納容器の健後の格納容器圧力及び温度の上昇を抑制する観点から，代替格納容器スプレイ冷却系て約1mとしており，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を約1mに維持する手段を 全性が確保されることを確認しており，これを基にＲＰＶ破損時のペデス（常設）による原子炉格納容器冷却手段及び代替循環冷却系による原子炉格納容器除熱整備する。
手段又は格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器除熱手段を整備する。
また，原子炉圧力容器の下部から落下する溶融炉心の冷却の観点から，常設低圧 タル水位を 1m と設定している。
代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）注水手段及び代替循環冷却系による原子炉注水手段を整備する。
さらに，原子炉圧力容器破損後の格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇を抑制する観点から，常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却手段，緊急用海水系による冷却水（海水）の確保手段及び代替 東海第二では緊急用海水系を設置す
循環冷却系による格納容器除熱手段並びに格納容器圧力逃がし装置による格納容 る
器減圧及び除熱手段を整備する。
東海第二ではベント開始時間を遅延
また，長期的な格納容器内酸素濃度の上昇を抑制する観点から，可搬型窒素供給 するため格納容器内への窒素供給を装置による格納容器内への窒素注入手段を整備する。
実施
東海第二では原子炉圧力容器破損後
なお，これらの原子炉圧力容器破損以降の格納容器過圧・過温に対応する手順及び重のスプレイマネジメント等，特有の手大事故等対策は「7.2.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」
順がある。
と同じである。
2／18

東海第二発電所 重大事故等対策の有効性評価 比較表（原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用）
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機
本格納容器破損モードに至るまでの事象進展への対応，本格納容器破損モードによる原子炉格納容器の破損防止及び原子炉格納容器の破損を防止した以降の対応を含めた一連の重大事故等対策の概要は，「7.2.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」の 7.2.2.1(3)の a.から j.に示している。このうち，本格納容器破損モードに対する重大事故等対策は，「7.2.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」の 7.2.2.1(3)に示す g.及び h.である。なお，g.の原子炉格納容器下部への注水は，原子炉格納容器下部における「溶融炉心・コンクリート相互作用」を緩和する観点から実施するものであるが，原子炉格納容器下部に溶融炉心が落下した際の「原子炉圧力容器外の溶融燃料－
冷却材相互作用」への影響も考慮して原子炉格納容器下部への注水量及び原子炉格納容器下部の水位を定めていることから，本格納容器破損モードの対策として整理した。
本格納容器破損モードに至るまでの事象進展への対応，本格納容器破損モードによる原子炉格納容器の破損防止及び原子炉格納容器の破損を防止した以降の対応を含めた一連の重大事故等対策の概略系統図は「7.2.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」に示す第 7.2.2－1 図から第 7.2.2－4 図である。このうち，本格納容器破損モードの重大事故等対策の概略系統図は第 7.2.2－2 図及び第 7.2.2－3 図である。本格納容
器破損モードに対応する手順及び必要な要員と作業項目は「7.2.2 高圧溶融物放出／格
納容器雰囲気直接加熱」と同じである。

東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備考本格納容器破損モードの防止及びその他の対応を含めた一連の重大事故等対策の概要は，「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」の「3.2.1(3) 格納容器破損防止対策」と同様である。対策の概略系統図及び対応手順の概要は「3.2 高 柏崎刈羽は概要図と対策の関係を記
圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」に示す第3.2－1図及び第3.2－2図であ 載（ＰＷＲには当該記載無し）
る。また，重大事故等対策の手順と設備との関係は，「3.2 高圧溶融物放出／格納
容器雰囲気直接加熱」に示す第3.2－1表である。

7.2.3.2 格納容器破損防止対策の有効性評価
3.3.2 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，「6.2 評価対
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
象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，プラント損傷状態を TQUV とし，事象進
価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，プラント損傷状態をＴＱＵＶと 柏崎では逃がし安全弁再閉失敗シー
し，ＴＱＵＶに属する事故シーケンスのうち，事象進展が早く炉心損傷までの時間 ケンスを選定しない理由を記載して展が早く炉心損傷までの時間余裕の観点で厳しい過渡事象を起因事象とし，逃がし安全
余裕の観点で厳しい過渡事象を起因事象とし，逃がし安全弁再閉失敗を含まない， いるが，東二では選定した評価事故シ
弁再閉失敗を含まない，「過渡事象＋高圧注水失敗＋低圧注水失敗＋損傷炉心冷却失敗「過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋損傷炉心冷却失敗（＋ＦＣＩ ーケンスのみ記載（シーケンス選定に（＋FCI 発生）」である。ここで，逃がし安全弁再閉失敗を含まない事故シーケンスと（ペデスタル））」である。ここで，逃がし安全弁再閉失敗を含まない事故シーケ て説明済み）
した理由は，プラント損傷状態が TQUV であるため，事故対応に及ぼす逃がし安全弁再ンスとした理由は，プラント損傷状態がTQUV であるため，事故対応に及ぼす逃が閉の成否の影響は小さいと考え，発生頻度の観点で大きい事故シーケンスを選定したた
し安全弁再閉の成否の影響は小さいと考え，発生頻度の観点で大きい事故シーケンめである。
スを選定したためである。
また，「1.2.2.1(3) 評価事故シーケンスの選定」に示すとおり，プラント損傷
また，「6.2.2.1(3)c. 原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用」に示すとおり，状態の選定では，溶融炉心の内部エネルギの観点でより厳しいと考えられるＴＱＵ
プラント損傷状態の選定では，水蒸気爆発に対する条件設定の厳しさを考慮し，溶融炉Ｖを選定した。一方，プラント損傷状態をＬＯＣＡとする場合，事象発生直後から心の内部エネルギの観点でより厳しいと考えられる TQUV を選定した。一方，プラント
原子炉冷却材が格納容器内に流出するため原子炉圧力容器破損までの時間が短く損傷状態を LOCA とする場合，事象発生直後から原子炉冷却材が原子炉格納容器内に流なる。この時の圧力スパイクへの影響については，解析条件のうち事故条件の不確出するため原子炉圧力容器破損までの時間が短くなる。この時の圧力スパイクへの影響
かさとして評価する。
については，解析条件のうち初期条件の不確かさとして評価する。
また，本評価事故シーケンスにおいては，電源の復旧，注水機能の確保等，必要 東海第二では，運転員の対応を厳しくとなる事故対処設備が多く，格納容器への注水・除熱を実施するまでの対応時間を 評価する観点から，ＳＢＯを想定。
厳しく評価する観点から，全交流動力電源喪失の重畳を考慮する。
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東海第二発電所 重大事故等対策の有効性評価 比較表（原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用）
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機
なお，本評価事故シーケンスは，「7.2.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」
及び「7.2.5 溶融炉心・コンクリート相互作用」において有効性を評価したシーケンスと同様のシーケンスである。本格納容器破損モード及び「7.2.5 溶融炉心・コンクリー
ト相互作用」ではプラント損傷状態を TQUV とし，「7.2.2 高圧溶融物放出／格納容器雰
囲気直接加熱」ではプラント損傷状態を TQUX としており，異なるプラント損傷状態を選定している。しかしながら，どちらのプラント損傷状態であっても原子炉水位が有効
燃料棒底部から有効燃料棒の長さの 10%上の位置に到達した時点で逃がし安全弁の手動開操作によって原子炉を減圧する手順であり，原子炉減圧以降も，溶融炉心の挙動に従って一連の流れで生じる各格納容器破損モードを，定められた一連の手順に従って防止することとなる。このことから，これらの格納容器破損モードについては同様のシーケ
ンスで評価する。

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，炉心損傷後の原子炉圧力容器におけるリロケーション，構造材との熱伝達，原子炉圧力容器破損，原子炉格納容器における格納容器各領域間の流動，炉心損傷後の原子炉格納容器における原子炉圧力容器外 FCI(溶融炉心細粒化)並びに原子炉圧力容器外FCI(デブリ粒子熱伝達)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総合解析コード MAAP により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。
(2) 有効性評価の条件
本評価事故シーケンスの有効性評価の条件は，「7.2.2 高圧溶融物放出／格納容器雰
囲気直接加熱」の条件と同じである。
(3) 有効性評価の結果
本評価事故シーケンスにおける原子炉圧力及び原子炉水位（シュラウド内外水位）の推移を第 7.2.3－1 図及び第 7.2.3－2 図に，格納容器圧力，格納容器温度，原子炉格納容器下部の水位及び注水流量の推移を第 7.2.3－3 図から第 7.2.3－6 図に示す。
a. 事象進展
事象進展は「7.2.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」と同じである。

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

東海第二発電所

備考

なお，本評価事故シーケンスは，「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」及び「3.5 溶融炉心・コンクリート相互作用」において有効性を評価したシーケンスと同様のシーケンスである。本格納容器破損モード及び「3.5 溶融炉心・コンクリート相互作用」ではプラント損傷状態をＴＱＵＶとし，「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」ではプラント損傷状態をＴＱＵＸとしており，異なるプラント損傷状態を選定している。しかしながら，どちらのプラント損傷状態であっても原子炉水位が燃料有効長底部から燃料有効長の20％上の位置に到達した 東海第二では，BAF+20%で実施（詳細時点で逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動開操作によって原子炉を減圧する手順 は添付資料 3.2.1）
であり，原子炉減圧以降も，溶融炉心の挙動に従って一連の流れで生じる各格納容
器破損モードを，定められた一連の手順に従って防止することとなる。このことか
ら，格納容器破損モード「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」及び「3.5 溶融炉心・コンクリー
ト相互作用」については同じシーケンスで評価する。
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，炉心損傷後の原子炉圧力容器におけるリロケーション，構造材との熱伝達，原子炉圧力容器破損，格納容器における格納容器各領域間の流動，炉心損傷後の格納容器における原子炉圧力容器外ＦＣＩ（溶融炉心細粒化）並びに原
子炉圧力容器外ＦＣＩ（デブリ粒子熱伝達）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ＭＡＡ
Ｐにより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。
(2) 有効性評価の条件
本評価事故シーケンスの有効性評価の条件は，「3.2 高圧溶融物放出／格納容器
雰囲気直接加熱」の条件と同じである。
東海第二はＤＣＨにて記載（ＤＣＨにて全てのグラフを記載し，(3) 有効性評価の結果
本評価事故シーケンスにおける格納容器圧力及び格納容器雰囲気温度の推移を ＦＣＩ，ＭＣＣＩでは各破損モードに直接関係するもののみ記載）
第3.3－1図及び第3.3－2図に示す。

ａ．事象進展事象進展は「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」と同じである。
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東海第二発電所 重大事故等対策の有効性評価 比較表（原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用）
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機
b. 評価項目等
圧力スパイクによって原子炉格納容器バウンダリにかかる圧力の最大値は，約0.51MPa[gage]に抑えられる。原子炉格納容器バウンダリにかかる圧力は，原子炉格納容器の限界圧力 0.62MPa[gage]を下回るため，原子炉格納容器バウンダリの機能は維持される。
圧力スパイクによって原子炉格納容器バウンダリにかかる温度の最大値は，約 146℃に抑えられる。原子炉格納容器バウンダリにかかる温度は，原子炉格納容器の限界温度の 200℃を下回るため，原子炉格納容器バウンダリの機能は維持される。
本評価では，「6.2.2.2 有効性を確認するための評価項目の設定」に示す(5)の評価項
目について，格納容器圧力をパラメータとして対策の有効性を確認した。なお，「6.2.2.2
有効性を確認するための評価項目の設定」に示す(4)及び(8)の評価項目の評価結果については「7.2.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」及び「7.2.5 溶融炉心・コンクリート相互作用」にて評価項目を満足することを確認している。また，原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心及び原子炉格納容器の安定状態維持については「7.2.5 溶
融炉心・コンクリート相互作用」にて確認している。

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

東海第二発電所

備考ｂ．評価項目等
MAAP 解析結果ではデブリ RPV 破損後，格納容器圧力は，第3.3－1図に示すとおり，溶融炉心とペデスタル（ドライウ 約 1 分で全量がペデスタル（ドライウェル部）の水との相互作用（約1分間の溶融炉心落下）によって発生する圧力ス ェル部）に落下
パイクは約0.22MPa［gage］にとどまることから，格納容器バウンダリにかかる
圧力は，評価項目である最高使用圧力の2倍（0.62MPa［gage］）を下回る。また，格納容器雰囲気温度は，第3.3－2図に示すとおり，約118℃にとどまることから，
格納容器バウンダリにかかる温度は，評価項目である200℃を下回る。これらのことから，溶融炉心とペデスタル（ドライウェル部）の水との相互作用による熱的・機械的荷重は格納容器の健全性に影響を与えるものではない。
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(5)の評価項目について，対策の有効性を確認した。
各シーケンスで確認対象とする評価「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(1)から(4)，(6) 項目の整理の相違。
及び(7)に示す評価項目並びにペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉 （東海第二では，ＦＣＩで(5)，ＭＣ
心及び格納容器の安定状態維持については，「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰 ＣＩで(8)の評価項目を確認し，その囲気直接加熱」において確認している。また，(8)の評価項目については，「3.5 溶 他はＤＣＨにて確認）
融炉心・コンクリート相互作用」において確認している。
（添付資料 3.2.8）

7.2.3.3 解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価
3.3.3 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，運転員等操作時間に与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える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価するものと与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価するも
する。
のとする。
格納容器破損モード「原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用」では，重大事
格納容器破損モード「原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用」では，重大故等対処設備を含む全ての原子炉注水機能が喪失して炉心損傷及び原子炉圧力容器破事故等対処設備を含む全ての原子炉注水機能が喪失して炉心損傷及び原子炉圧力容損に至り，溶融炉心が原子炉格納容器下部の水中に落下して大きいエネルギを発生する
器破損に至り，溶融炉心がペデスタル（ドライウェル部）の水中に落下して大きいエ
ことが特徴である。
ネルギを発生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また，不確かさの影響を確認する運転員等操作は，事象発生から 12 時間程度までの作は，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，緊急用海水系による冷却水（海水）の確保操作及び代替循環冷却系による格納容器除熱操作，常設低圧代
短時間に期待する操作及び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，溶替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェ
融炉心落下前の格納容器下部注水（常設）による水張り操作とする。
ル部）水位の確保操作とする。
本評価事故シーケンスの有効性評価における現象の不確かさとしては，溶融炉心落
本評価事故シーケンスの有効性評価における現象の不確かさとしては，溶融炉心落下
下速度，細粒化量及びプール水とデブリ粒子の伝熱が挙げられる。本評価事故シーケ
速度，細粒化量，プール水とデブリ粒子の伝熱が挙げられる。
本評価事故シーケンスの評価では，溶融炉心落下速度，細粒化量の不確かさに対して， ンスの評価では，溶融炉心の落下速度，細粒化量の不確かさに対して，エントレイン
メント係数を変化させた場合の影響評価を実施する。なお，プール水とデブリ粒子のエントレインメント係数を変化させた場合の影響評価を実施する。なお，プール水とデ
伝熱の不確かさに対してデブリ粒子径を変化させた場合の本格納容器破損モードにブリ粒子の伝熱の不確かさに対してデブリ粒子径を変化させた場合の本格納容器破損
対する影響は小さいことを確認している。
モードに対する影響は小さいことを確認している。
エントレインメント係数を変化させた場合の影響評価の結果，運転員等操作時間に与東海第二ではＲＰＶ破損前から緊急用海水系及び代替循環冷却系による格納容器除熱を開始する

東海第二はエントレインメント係数を変化させた場合の影響評価の結果
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」に記載
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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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

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東海第二発電所

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小さいことを確認している。
なお，これまでの FCI 実験の知見からは，一部の二酸化ウラン混合物を用いて実機条件よりも高い溶融物温度の条件のもとで実施された実験においてトリガなしで水蒸気爆発が発生している例が報告されているが，実機で想定される程度の溶融物の温度において実施された実験においてトリガなしで水蒸気爆発が発生している例は確認されていないことから，実機条件においては原子炉格納容器の損傷に至る大規模な原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用の発生の可能性は低いと推定される。

なお，これまでのＦＣＩ実験の知見からは，一部の二酸化ウラン混合物を用いて実機条件よりも高い溶融物温度の条件の下で実施された実験においてトリガなしで水蒸気爆発が発生している例が報告されているが，実機で想定される程度の溶融物の温度において実施された実験においてトリガなしで水蒸気爆発が発生している例は確認されていないことから，実機条件においては格納容器の損傷に至る大規模な原子炉
圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用の発生の可能性は低いと推定される。

(1) 解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価
本評価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，「6.7 解析
コード及び解析条件の不確かさの影響評価方針」に示すとおりであり，それらの不確かさの影響評価は以下のとおりである。

(1) 解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価
本格納容器破損モード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」に示すとおりであり，それらの不確かさの影響評価は以下のとおりである。

a. 運転員等操作時間に与える影響
炉心における燃料棒内温度変化，燃料棒表面熱伝達，燃料被覆管酸化及び燃料被覆管
変形の不確かさとして，炉心ヒートアップに関するモデルは，TMI 事故についての再現性及び CORA 実験についての再現性を確認している。炉心ヒートアップの感度解析（ジルコニウム－水反応速度の係数についての感度解析）では，炉心溶融時間及び炉心下部
プレナムへの溶融炉心移行の開始時間に対する感度は数分程度であり，影響は小さいことを確認している。本評価事故シーケンスでは，原子炉圧力容器下鏡部温度が 300℃に到達した時点で原子炉格納容器下部への初期水張り操作を実施するが，炉心下部プレナ
ムへの溶融炉心移行の開始時間の不確かさは小さく，炉心下部プレナムへ溶融炉心が移行した際の原子炉圧力容器下鏡部温度の上昇は急峻であることから，原子炉圧力容器下
鏡部温度を操作開始の起点としている原子炉格納容器下部への初期水張り操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。
炉心における沸騰・ボイド率変化及び気液分離（水位変化）
・対向流の不確かさとして，炉心モデル（炉心水位計算モデル）は，原子炉水位挙動について原子炉圧力容器内のモデルが精緻である解析コード SAFER の評価結果との比較により水位低下幅は解析
コード MAAP の評価結果の方が保守的であるものの，その差異は小さいことを確認していることから，運転員等操作時間に与える影響は小さい。

ａ．運転員等操作時間に与える影響
炉心における燃料棒内温度変化，燃料棒表面熱伝達，燃料被覆管酸化及び燃料被覆管変形の不確かさとして，炉心ヒートアップに関するモデルは，ＴＭＩ事故についての再現性及びＣＯＲＡ実験についての再現性を確認している。炉心ヒー
トアップの感度解析（ジルコニウム－水反応速度の係数についての感度解析）では，炉心溶融開始時間及び炉心下部プレナムへの溶融炉心移行の開始時間に対す
る感度は数分程度であり，影響は小さいことを確認している。本評価事故シーケ
ンスでは，燃料棒被覆管温度等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，運転員等操作時間に与える影響はない。

原子炉格納容器における格納容器各領域間の流動の不確かさとして，格納容器モデル（格納容器の熱水力モデル）は HDR 実験解析では区画によって格納容器温度を十数℃程
度，格納容器圧力を 1 割程度高めに評価する傾向を確認しているが，BWR の格納容器内の区画とは異なる等，実験体系に起因するものと考えられ，実機体系においてはこの解析で確認された不確かさは小さくなるものと推定される。しかし，全体としては格納容器圧力及び温度の傾向を適切に再現できており，また，格納容器圧力及び温度を操作開備考

東海第二では燃料棒被覆管温度等を起点としている操作はない。
燃料被覆管温度等：被覆管酸化割合を含む

炉心における沸騰・ボイド率変化及び気液分離（水位変化）
・対向流の不確かさとして，炉心モデル（炉心水位計算モデル）は，原子炉水位挙動について原子炉圧力容器内のモデルが精緻である解析コードＳＡＦＥＲの評価結果との比較
により水位低下幅は解析コードＭＡＡＰの評価結果の方が大きく，解析コードＳ
ＡＦＥＲに対して保守的であるものの，その差異は小さいことを確認していることから，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
格納容器における格納容器各領域間の流動の不確かさとして，格納容器モデル（格納容器の熱水力モデル）はＨＤＲ実験解析では区画によって格納容器雰囲気 東海第二では格納容器圧力が 465kPa
温度を十数℃程度，格納容器圧力を 1 割程度高めに評価する傾向を確認している [gage]到達をもって格納容器冷却をが，ＢＷＲの格納容器内の区画とは異なる等，実験体系に起因するものと考えら 実施する
れ，実機体系においてはこの解析で確認された不確かさは小さくなるものと推定される。しかし，全体としては格納容器圧力及び雰囲気温度の傾向を適切に再現
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始の起点として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。

炉心損傷後の原子炉圧力容器におけるリロケーション及び構造材との熱伝達の不確かさとして，
溶融炉心の挙動モデルは TMI 事故についての再現性を確認している。
また，炉心ノード崩壊のパラメータを低下させた感度解析により原子炉圧力容器破損時間に与える影響は小さいことを確認している。リロケーションの影響を受ける可能性がある
操作としては，原子炉圧力容器下鏡部温度が 300℃に到達した時点での原子炉格納容器下部への初期水張り操作があるが，炉心下部プレナムへの溶融炉心移行の開始時間の不確かさは小さく，炉心下部プレナムへ溶融炉心が移行した際の原子炉圧力容器下鏡部温度の上昇は急峻であることから，原子炉圧力容器下鏡部温度を操作開始の起点としている原子炉格納容器下部への初期水張り操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。
炉心損傷後の原子炉圧力容器における原子炉圧力容器破損の不確かさとして，制御棒
駆動機構ハウジング溶接部の破損判定に用いる最大ひずみ（しきい値）に関する感度解析により最大ひずみを低下させた場合に原子炉圧力容器破損時間が早まることを確認している。本評価事故シーケンスでは，原子炉圧力容器破損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，運転員等操作時間に与える影響はない。

炉心損傷後の原子炉格納容器における溶融燃料－冷却材相互作用の不確かさとして，溶融炉心の細粒化モデルにおけるエントレインメント係数及びデブリ粒子径の感度解析により原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用による圧力スパイクに与える影響は小さいことを確認している。本評価事故シーケンスでは，原子炉圧力容器外の溶
融燃料－冷却材相互作用による圧力スパイクを起点とした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。
b. 評価項目となるパラメータに与える影響
炉心における燃料棒内温度変化，燃料棒表面熱伝達，燃料被覆管酸化及び燃料被覆管
変形の不確かさとして，炉心ヒートアップに関するモデルは，TMI 事故についての再現性及び CORA 実験についての再現性を確認している。炉心ヒートアップの感度解析（ジルコニウム－水反応速度の係数についての感度解析）では，格納容器圧力挙動への影響
は小さいことを確認していることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さ

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

東海第二発電所備考できていることから，格納容器圧力及び雰囲気温度を操作開始の起点としている
常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による
格納容器冷却操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。
東海第二ではリロケーション及び構
炉心損傷後の原子炉圧力容器におけるリロケーション及び構造材との熱伝達 造材との熱伝達を起点としている操の不確かさとして，溶融炉心の挙動モデルはＴＭＩ事故についての再現性を確認 作はない。
している。また，炉心ノード崩壊のパラメータを低下させた感度解析により原子
炉圧力容器破損時間に与える影響は小さいことを確認している。本評価事故シー
ケンスでは，リロケーション及び構造材との熱伝達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，運転員等操作時間に与える影響はない。

東海第二ではＲＰＶ破損を判断した
炉心損傷後の原子炉圧力容器における原子炉圧力容器破損の不確かさとして， 場合速やかに格納容器冷却を実施す
制御棒駆動機構ハウジング溶接部の破損判定に用いる最大ひずみ（しきい値）に る。
関する感度解析により最大ひずみを低下させた場合に原子炉圧力容器破損時間が早まることを確認している。本評価事故シーケンスでは，原子炉圧力容器破損 原子炉圧力容器温度（下鏡部）が 300℃を操作開始の起点としている操作として常設低圧代替注水系ポンプを用いた代 に到達したこと等：原子炉水位の低下
替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作（原子炉圧力容器破 （喪失），制御棒位置の指示値の喪失損後）があるが，原子炉圧力容器破損（事象発生から約 4.5 時間後）に対して早 数増加を含む（添付資料 3.2.2）
まる時間はわずかであり，また，原子炉圧力容器温度（下鏡部）が 300℃に到達したこと等をもって破損兆候を検知し，原子炉圧力容器の破損判断パラメータである格納容器下部水温計の指示を継続監視することで，原子炉圧力容器破損を速 ペデスタル（ドライウェル部）水位及び破損口径による解析コードへの影
やかに判断可能であることから，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
炉心損傷後の格納容器における溶融燃料－冷却材相互作用の不確かさとして， 響については，解析コード資料中でス
溶融炉心の細粒化モデルにおけるエントレインメント係数及びデブリ粒子径の クリーニングアウトし影響がないこ
感度解析により原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用による圧力スパ とを確認しているため，本項について
イクに与える影響は小さいことを確認している。本評価事故シーケンスでは，原 はエントレインメント係数及びデブ
子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用による圧力スパイクを起点とした リ粒子径の感度解析の結果について
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。
記載している。
（添付資料3.3.6）
ｂ．評価項目となるパラメータに与える影響
炉心における燃料棒内温度変化，燃料棒表面熱伝達，燃料被覆管酸化及び燃料被覆管変形の不確かさとして，炉心ヒートアップに関するモデルは，ＴＭＩ事故についての再現性及びＣＯＲＡ実験についての再現性を確認している。炉心ヒー 評価項目となるパラメータ：圧力スパ
トアップの感度解析（ジルコニウム－水反応速度の係数についての感度解析）で イク
は，格納容器圧力挙動への影響は小さいことを確認していることから，評価項目
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柏崎刈羽原子力発電所６／７号機
い。
炉心における沸騰・ボイド率変化及び気液分離（水位変化）
・対向流の不確かさとして，炉心モデル（炉心水位計算モデル）は，原子炉水位挙動について原子炉圧力容器内のモデルが精緻である解析コード SAFER の評価結果との比較により水位低下幅は解析
コード MAAP の評価結果の方が保守的であるものの，その差異は小さいことを確認していることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
原子炉格納容器における格納容器各領域間の流動の不確かさとして，格納容器モデル（格納容器の熱水力モデル）は HDR 実験解析では区画によって格納容器温度を十数℃程
度，格納容器圧力を 1 割程度高めに評価する傾向を確認しているが，BWR の格納容器内の区画とは異なる等，実験体系に起因するものと考えられ，実機体系においてはこの解析で確認された不確かさは小さくなるものと推定される。しかし，全体としては格納容器圧力及び温度の傾向を適切に再現できていることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
炉心損傷後の原子炉圧力容器におけるリロケーション及び構造材との熱伝達の不確かさとして，
溶融炉心の挙動モデルは TMI 事故についての再現性を確認している。
また，炉心ノード崩壊のパラメータを低下させた感度解析により原子炉圧力容器破損時間に与える影響は小さいことを確認しており，原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作
用による格納容器圧力上昇に与える影響はほぼないことから，評価項目となるパラメー
タに与える影響はない。
炉心損傷後の原子炉圧力容器における原子炉圧力容器破損の不確かさとして，制御棒
駆動機構ハウジング溶接部の破損判定に用いる最大ひずみ（しきい値）に関する感度解析により最大ひずみを低下させた場合に原子炉圧力容器破損時間が早まることを確認しているが，原子炉圧力容器破損（事象発生から約 7 時間後）に対して早まる時間は僅
かであることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
炉心損傷後の原子炉格納容器における溶融燃料－冷却材相互作用の不確かさとして，
エントレインメント係数について感度解析を行った結果，第 7.2.3－7 図及び第 7.2.3－8 図に示すとおり，エントレインメント係数を変化させた場合においても原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用による圧力スパイクに与える影響は小さいことを確認していることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。

東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備考となるパラメータに与える影響は小さい。
炉心における沸騰・ボイド率変化及び気液分離（水位変化）・対向流の不確かさとして，炉心モデル（炉心水位計算モデル）は，原子炉水位挙動について原子炉圧力容器内のモデルが精緻である解析コードＳＡＦＥＲの評価結果との比較 評価項目となるパラメータ：圧力スパにより水位低下幅は解析コードＭＡＡＰの評価結果の方が大きく，解析コードＳ イク
ＡＦＥＲに対して保守的であるものの，その差異は小さいことを確認していることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
格納容器における格納容器各領域間の流動の不確かさとして，格納容器モデル（格納容器の熱水力モデル）はＨＤＲ実験解析では区画によって格納容器雰囲気
温度を十数℃程度，格納容器圧力を1割程度高めに評価する傾向を確認しているが，ＢＷＲの格納容器内の区画とは異なる等，実験体系に起因するものと考えら 評価項目となるパラメータ：圧力スパれ，実機体系においてはこの解析で確認された不確かさは小さくなるものと推定 イク
される。しかし，全体としては格納容器圧力及び雰囲気温度の傾向を適切に再現できていることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
炉心損傷後の原子炉圧力容器におけるリロケーション及び構造材との熱伝達の不確かさとして，溶融炉心の挙動モデルはＴＭＩ事故についての再現性を確認している。また，炉心ノード崩壊のパラメータを低下させた感度解析により原子 評価項目となるパラメータ：圧力スパ
炉圧力容器破損時間に与える影響は小さいことを確認しており，原子炉圧力容器 イク
外の溶融燃料－冷却材相互作用による格納容器圧力上昇に与える影響はほぼないことから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
炉心損傷後の原子炉圧力容器における原子炉圧力容器破損の不確かさとして，制御棒駆動機構ハウジング溶接部の破損判定に用いる最大ひずみ（しきい値）に関する感度解析により，最大ひずみを低下させた場合に原子炉圧力容器破損が早 評価項目となるパラメータ：圧力スパ
まることを確認しているが，原子炉圧力容器破損（事象発生から約 4.5 時間後） イク
に対して早まる時間はわずかであることから，評価項目となるパラメータに与え 解析コードにてエントレインメント
係数及びデブリ粒子径の圧力スパイ
る影響は小さい。
炉心損傷後の格納容器における溶融燃料－冷却材相互作用の不確かさとして， クに対する感度が小さいことを述べ
溶融炉心の細粒化モデルにおけるエントレインメント係数及びデブリ粒子径の た上で，東海第二では最も感度のある
感度解析により，ＢＷＲ５，Ｍａｒｋ－Ⅰ改良型格納容器プラントにおいて，原 エントレインメント係数に係る感度
子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用による圧力スパイクに与える影響 解析について結果を記載。
は小さいことを確認している。ＢＷＲ５，Ｍａｒｋ－Ⅱ型格納容器プラントにお 解析コード資料では Mark-Ⅰ改についいても原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用による圧力スパイクに与 て評価しているため，Mark-Ⅱプラン
える影響を確認するため，最も感度のあるエントレインメント係数について感度 トである東二に対する影響を確認す
解析を行った結果，第 3.3－3 図及び第 3.3－4 図に示すとおり，エントレインメ る観点で感度解析を実施。
ント係数を変化させた場合においても原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相 評価項目となるパラメータ：圧力スパ互作用による圧力スパイクに与える影響が小さいことを確認していることから， イク
評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
（添付資料 3.3.6，3.3.7）
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柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

東海第二発電所備考(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，第 7.2.2－2 表に示
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3.2－2表にすとおりであり，それらの条件設定を設計値等，最確条件とした場合の影響を評価する。
示すとおりであり，それらの条件設定を設計値等，最確条件とした場合の影響をまた，解析条件の設定に当たっては，評価項目となるパラメータに対する余裕が小さく評価する。また，解析条件の設定に当たっては，評価項目となるパラメータに対なるような設定があることから，その中で事象進展に有意な影響を与えると考えられる
する余裕が小さくなるような設定があることから，その中で事象進展に有意な影項目に関する影響評価の結果を以下に示す。
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す。
(a) 運転員等操作時間に与える影響
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件の燃焼度 33GWd/t に対応したものとしており，その最確条件は平均的燃焼度約 30GWd/t 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，解析条件で設定している崩壊熱よりも小さくなるため，発生す
る蒸気量は少なくなり，原子炉圧力容器破損に至るまでの事象進展は緩和されるが，操作手順（原子炉圧力容器下鏡部温度に応じて原子炉格納容器下部への初期水張り操作を実施すること）に変わりはないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。

初期条件の外部水源の温度は，解析条件の 50℃（事象開始 12 時間以降は 45℃，事象
開始 24 時間以降は 40℃）に対して最確条件は約 35℃～約 50℃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，原子炉格納容器下部への注水温度が低くなり，原子炉圧力容器破損時の原子炉格納容器下部プール水温度が低くなるが，注水温度を操作
開始の起点としている運転員等操作はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の原子炉圧力，原子炉水位，炉心流量，格納容器容積（ウェットウェル）の空間部及び液相部，サプレッション・チェンバ・プール水位，格納容器圧力及び格納容
器温度は，解析条件の不確かさとして，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得る
が，事象進展に与える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。
事故条件の起因事象は，解析条件の不確かさとして，大破断 LOCA を考慮した場合，原子炉冷却材の放出量が増加することにより原子炉圧力容器破損に至るまでの事象進展は早まるが，操作手順（原子炉圧力容器下鏡部温度に応じて原子炉格納容器下部への初期水張りを実施すること）に変わりはないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。

(b) 評価項目となるパラメータに与える影響
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件の燃焼度 33GWd/t に対応したものとしており，その最確条件は平均的燃焼度約 30GWd/t であり，解析条件の不確かさとして，(a) 運転員等操作時間に与える影響
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件の燃焼度33GWd／tに対して最確条件は33GWd／t以下であり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場
合は，解析条件で設定している崩壊熱よりもおおむね小さくなるため，発生す
る蒸気量は少なくなり，原子炉圧力容器破損に至るまでの事象進展は緩和されるが，操作手順（炉心損傷を判断後に常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）水位の確保操作 柏崎の記載を踏まえて修正を実施すること）に変わりはないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の外部水源の温度は，解析条件の35℃に対して最確条件は35℃以下
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，ペデスタル（ドライウェル部）への注水温度がおおむね低くなるが，注水温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，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の原子炉圧力，原子炉水位，炉心流量，格納容器体積（サプレッション・チェンバ）の空間部及び液相部，サプレッション・プール水位及びドラ
イウェル雰囲気温度は，解析条件の不確かさとして，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが，事象進展に与える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。
事故条件の起因事象は，解析条件の不確かさとして，大破断ＬＯＣＡを考慮した場合，原子炉冷却材の放出量が増加することにより原子炉圧力容器破損に至るまでの事象進展は早まるが，操作手順（炉心損傷を判断後に常設低圧代替
注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）水位の確保操作を実施すること）に変わりはないことから，運転員
等操作時間に与える影響はない。
（添付資料3.3.6，3.3.8）(b) 評価項目となるパラメータに与える影響
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件の燃焼度33GWd／tに対して最確条件は33GWd／t以下であり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場

柏崎の記載を踏まえて修正

通常運転時において，サイクル末期の炉心平均燃焼度が 33GWd/t を超えない
よう燃料を配置する
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最確条件とした場合は，解析条件で設定している崩壊熱よりも小さくなるため，溶融炉
心の持つエネルギが小さくなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
初期条件の外部水源の温度は，解析条件の 50℃（事象開始 12 時間以降は 45℃，事象
開始 24 時間以降は 40℃）に対して最確条件は約 35℃～約 50℃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，原子炉格納容器下部への注水温度が低くなり，原子炉圧力容器破損時の原子炉格納容器下部プール水温度が低くなるが，原子炉格納容器
下部プール水温度が低い場合は，顕熱によるエネルギの吸収量が多くなり，潜熱で吸収するエネルギが相対的に減少し，圧力スパイクに寄与する水蒸気発生量が低下すること
で格納容器圧力の上昇は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。
初期条件の原子炉圧力，原子炉水位，炉心流量，格納容器容積（ウェットウェル）の空間部及び液相部，サプレッション・チェンバ・プール水位，格納容器圧力及び格納容
器温度は，解析条件の不確かさとして，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得る
が，事象進展に与える影響は小さいことから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
事故条件の起因事象は，原子炉圧力容器への給水はできないものとして給水流量の全喪失を設定している。事故条件について，原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作
用による圧力スパイクを評価するにあたり，溶融炉心落下時の崩壊熱の影響を確認する
観点から感度解析を実施した。感度解析は，事故シーケンスを「大破断 LOCA＋ECCS 注
水機能喪失」とし，本評価事故シーケンスの解析条件と同様，電源の有無に係らず重大事故等対処設備による原子炉注水機能についても使用できないものと仮定した場合，原
子炉圧力容器破損のタイミングが早くなることを考慮したものである。その結果，第7.2.3－9 図に示すとおり，事象発生から約 6.4 時間後に原子炉圧力容器破損に至り，圧力スパイクの最大値は約 0.44MPa[gage]となったが，圧力スパイクの最大値は本評価の結果と同程度であり，原子炉格納容器の限界圧力 0.62MPa[gage]以下であることから，評価項目を満足する。

b. 操作条件
操作条件の不確かさとして，操作の不確かさを「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，これらの要因が運転員等操作時間に与える影響を評価する。また，運転員等操作時間に与える影響が評価項目となるパラメータに与える影響を評価し，評価結果を以下に示す。
(a) 運転員等操作時間に与える影響

東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備考

合は，解析条件で設定している崩壊熱よりもおおむね小さくなるため，溶融炉
心の持つエネルギが小さくなることから，評価項目となるパラメータに対する 評価項目となるパラメータ：圧力スパ
余裕は大きくなる。
イク
初期条件の外部水源の温度は，解析条件の35℃に対して最確条件は35℃以下
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，ペデスタル（ドライウェル部）への注水温度がおおむね低くなり，原子炉圧力容器破損時のペデスタル（ドライウェル部）のプール水温度が低くなるが，ペデスタル（ドライウェル部）のプール水温度が低い場合は，顕熱によるエネルギの吸収量が多くなり，潜熱で吸収するエネルギが相対的に減少し，圧力スパイクに寄与する
水蒸気発生量が低下することで格納容器圧力の上昇は緩和されることから，評 評価項目となるパラメータ：圧力スパ
イク
価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
初期条件の原子炉圧力，原子炉水位，炉心流量，格納容器体積（サプレッション・チェンバ）の空間部及び液相部，サプレッション・プール水位及びドラ
イウェル雰囲気温度は，解析条件の不確かさとして，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが，事象進展に与える影響は小さいことから，評価項目 評価項目となるパラメータ：圧力スパ
イクとなるパラメータに与える影響は小さい。
事故条件の起因事象は，原子炉圧力容器への給水はできないものとして給水流量の全喪失を設定している。事故条件について，原子炉圧力容器外の溶融燃
料－冷却材相互作用による圧力スパイクを評価するに当たり，溶融炉心落下時の崩壊熱の影響を確認する観点から感度解析を実施した。感度解析は，事故シーケンスを「大破断ＬＯＣＡ＋注水機能喪失」とし，本評価事故シーケンスの解析条件と同様，電源の有無に係らず重大事故等対処設備による原子炉注水機能についても使用できないものと仮定した場合，原子炉圧力容器破損のタイミ
ングが早くなることを考慮したものである。その結果，第3.3－5図に示すとおり，事象発生から約3.3時間後に原子炉圧力容器破損に至り，圧力スパイクの最高値は約0.20MPa［gage］となったが，圧力スパイクの最高値は本評価の結果と同程度であり，評価項目である最高使用圧力の2倍（0.62MPa［gage］）以 評価項目となるパラメータ：圧力スパ
下であることから，評価項目を満足する。
イク（添付資料 3.3.6，3.3.8）
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，運転員等操作時間に与える影響を評価する。また，運転
員等操作時間に与える影響が評価項目となるパラメータに与える影響を評価し，評価結果を以下に示す。
(a) 運転員等操作時間に与える影響
操作条件の緊急用海水系による冷却水（海水）の確保操作及び代替循環冷却 東海第二ではＲＰＶ破損前から緊急系による格納容器除熱操作は，事象発生90分後に開始することとしているが， 用海水系及び代替循環冷却系による
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操作条件の溶融炉心落下前の格納容器下部注水系（常設）による水張り操作は，解析上の操作時間として原子炉圧力容器下鏡部温度が 300℃に到達した時点を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，原子炉圧力容器下鏡部温度が 300℃に到達するまでに事象発生から約 3.7 時間の時間余裕があり，また，原子炉格納容器下部の水張り操作は原子炉圧力容器下鏡部温度を監視しながら溶融炉心の炉心下部プレナムへの移行を判断し，水張り操作を実施するため，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等であり，操作開始時間に与える影響は小さいことから，運転員等操作時間に与える影響も小さい。当該操作は，解析コード及び解析条件（操作条件を除く）の不確かさにより操作開始時間は遅れる可能性があるが，中央制御室の運転員とは別に現場操作を行う運転員（現場）を配置しており，また，他の並列操作を加味して操作の所要時間を算定していることから，他の操作に与える影響はない。
(b) 評価項目となるパラメータに与える影響

操作条件の溶融炉心落下前の格納容器下部注水系（常設）による水張り操作は，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小さい。

(3) 操作時間余裕の把握
操作開始時間の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。

東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備考

余裕時間を含めて設定されているため操作の不確かさが操作開始時間に与え 格納容器除熱を開始する
る影響は小さい。また，本操作の操作開始時間は，緊急用海水系の準備期間を考慮して設定したものであり，緊急用海水系の操作開始時間が早まれば，本操作の操作時間も早まる可能性があり，代替循環冷却系の運転開始時間も早まる
が，その他の操作と並列して実施する場合でも，順次実施し所定の時間までに操作を完了できることから影響はない。
操作条件の常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）水位の確保操作は，解析上考慮していな
いが，操作時間として代替循環冷却系による格納容器除熱操作実施から24分後を想定している。運転員等操作時間に与える影響として，原子炉圧力容器破損
までに事象発生から約4.5時間の時間余裕があり，また，実態の操作時間は想定とほぼ同等であり，操作開始時間に与える影響は小さいことから，運転員等操作時間に与える影響も小さい。
（添付資料3.3.6） 東海第二では炉心損傷を判断した時
点でペデスタル水位確保操作の実施を判断する。

(b) 評価項目となるパラメータに与える影響
操作条件の緊急用海水系による冷却水（海水）の確保操作及び代替循環冷却 東海第二ではＲＰＶ破損前から緊急系による格納容器除熱操作は，緊急用海水系の操作開始時間が早まった場合に 用海水系及び代替循環冷却系によるは，本操作も早まる可能性があり，格納容器圧力及び雰囲気温度を早期に低下 格納容器除熱を開始する
させる可能性があることから，評価項目となるパラメータに対する余裕が大き 評価項目となるパラメータ：圧力スパ
くなる。
イク
操作条件の常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）水位の確保操作は，運転員等操作時間に与える影響として，実態の操作時間は想定とほぼ同等であることから，評価項 評価項目となるパラメータ：圧力スパ
目となるパラメータに与える影響は小さい。
イク（添付資料3.3.6）(3) 操作時間余裕の把握
操作開始時間の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。
操作条件の緊急用海水系による冷却水（海水）の確保操作及び代替循環冷却系に 東海第二ではＲＰＶ破損前から緊急よる格納容器除熱操作については，格納容器除熱開始までの時間は事象発生から90 用海水系及び代替循環冷却系による分あり，準備時間が確保できるため，時間余裕がある。なお，本操作が大幅に遅れ 格納容器除熱を開始する
るような事態になった場合でも，原子炉圧力容器破損に至るまでの時間は事象発生
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操作条件の溶融炉心落下前の格納容器下部注水系（常設）による水張り操作について
は，原子炉圧力容器下鏡部温度が 300℃に到達するまでの時間は事象発生から約 3.7 時間あり，原子炉格納容器下部への注水操作は原子炉圧力容器下鏡部温度の上昇傾向を監視しながらあらかじめ準備が可能である。また，原子炉圧力容器下鏡部温度 300℃到達
時点での中央制御室における原子炉格納容器下部への注水操作の操作時間は約5 分間である。溶融炉心落下前の格納容器下部注水系（常設）による水張りは約 2 時間で完了することから，水張りを事象発生から約 3.7 時間後に開始すると，事象発生から約 5.7 時
間後に水張りが完了する。事象発生から約 5.7 時間後の水張りの完了から，事象発生から約 7.0 時間後の原子炉圧力容器破損までの時間を考慮すると，原子炉格納容器下部への注水操作は操作遅れに対して 1 時間程度の時間余裕がある。
(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。その結果，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。このほか，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。

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

東海第二発電所

備

考から約4.5時間であり，約3時間の時間余裕がある。
操作条件の常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）水位の確保操作については，事象発生から90分後の代替循環冷却系による格納容器除熱操作実施に対し，原子炉圧力容器破損までの時間は事象発生から約4.5時間ある。操作時間は約24分間であることから，操作完了後の排水時間5分を考慮しても，操作遅れに対して約2.5時間程度の時間余裕がある。
（添付資料3.3.6）(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。その結果，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。このほか，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。
なお，「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」において，原子炉圧力容器破損後の原子炉注水を考慮しない場合の影響について感度解析を実施しており，評価項目となるパラメータに対する影響は小さいことを確認している。
（添付資料3.2.10）

東海第二では，ベースケースにおいてＲＰＶ破損後の原子炉注水を考慮した解析を実施しているため，感度解析として原子炉注水を考慮しない場合の解析を実施（内容はＤＣＨに記載）

7.2.3.4 必要な要員及び資源の評価
3.3.4 必要な要員及び資源の評価
本評価事故シーケンスは，「7.2.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」と同じ
本評価事故シーケンスは，「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」と同であることから，必要な要員及び資源の評価は「7.2.2.4 必要な要員及び資源の評価」
じであることから，必要な要員及び資源の評価は「3.2.4 必要な要員及び資源の評価」と同じである。
と同じである。
7.2.3.5 結論
3.3.5 結 論
文章表現に多少の違いはあるが，実態
格納容器破損モード「原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用」では，運転時格納容器破損モード「原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用」では，運転 として相違点はないの異常な過渡変化，原子炉冷却材喪失事故（LOCA）又は全交流動力電源喪失が発生する
時の異常な過渡変化，原子炉冷却材喪失（ＬＯＣＡ）又は全交流動力電源喪失が発生とともに，非常用炉心冷却系等の安全機能の喪失が重畳する。このため，溶融炉心と原するとともに，非常用炉心冷却系等の安全機能の喪失が重畳する。このため，溶融炉
子炉圧力容器外の水が接触して一時的な圧力の急上昇が生じ，このときに発生するエネ
心と原子炉圧力容器外の水が接触して一時的な格納容器圧力の急上昇が生じ，このとルギが大きい場合に構造物が破壊され原子炉格納容器の破損に至ることが特徴である。
きに発生するエネルギが大きい場合には構造物が破壊され格納容器が破損に至るこ
格納容器破損モード「原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用」に対する格納容とが特徴である。格納容器破損モード「原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作
器破損防止対策としては，格納容器下部注水系（常設）による格納容器下部注水により用」に対する格納容器破損防止対策としては，ペデスタル（ドライウェル部）の水位を約 1m に維持する手段，緊急用海水系による冷却水（海水）の確保手段及び代替循
原子炉圧力容器破損前に原子炉格納容器下部へ約 2m の水張りを実施する手段を整備し
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青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

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東海第二発電所ている。
格納容器破損モード「原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用」の評価事故シーケンス「過渡事象＋高圧注水失敗＋低圧注水失敗＋損傷炉心冷却失敗（＋FCI 発生）」について，有効性評価を行った。
上記の場合には，水蒸気発生によって圧力スパイクが発生するが，原子炉格納容器バ
ウンダリにかかる圧力は， 原子炉格納容器の限界圧力 0.62MPa[gage]を下回るため，原子炉格納容器バウンダリの機能は維持できる。また，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。

環冷却系による原子炉注水並びに格納容器内の減圧及び除熱手段を整備している。

以上のことから，格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部への注水等の格納容器破損防止対策は，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，格納容器破損モード「原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用」に対して有効である。

備考

格納容器破損モード「原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用」の評価事故
シーケンス「過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋損傷炉心冷却失敗＋ＦＣＩ（ペデスタル）」について，有効性評価を行った。
上記の場合には，溶融炉心がペデスタル（ドライウェル部）に落下することで圧力スパイクが発生するが，格納容器バウンダリにかかる圧力は，評価項目である最高使用圧力の2倍（0.62MPa［gage］）を下回るため，格納容器バウンダリの機能は維持される。また，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，災害対策要員にて確保可能である。また，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
以上のことから，格納容器破損モード「原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用」において，常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）水位の確保手段，緊急用海水系による冷却水（海水）の確保手段及び代替循環冷却系による原子炉注水並びに格納容器内の減圧及び除熱手段の格納容器破損防止対策は，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，格納容器破損モード「原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用」に対して有効である。

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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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備考RPV 破損直後の瞬間的な立上りは，FCIに伴ってペデスタル水が瞬時に蒸発することによる圧力スパイクによるものである。その後，一旦圧力低下し再度圧力上昇しているのは，溶融燃料からの伝熱に伴うペデスタル水の蒸発によるものである。なお，RPV 破損
後 6 分後に 300m3/h にて格納容器冷却を実施するため，再度格納容器圧力が低下傾向になる。

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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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備

考

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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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備

考

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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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備

考

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備

考

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東海第二発電所 重大事故等対策の有効性評価 比較表（溶融炉心・コンクリート相互作用）
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備考7.2.5 溶融炉心・コンクリート相互作用
3.5 溶融炉心・コンクリート相互作用
7.2.5.1 格納容器破損モードの特徴，格納容器破損防止対策
3.5.1 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(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「溶融炉心・コンクリート相互作用」に至る可能性のあるプラン
格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」に至る可能性のあるプ ＰＲＡの違いによりプラント損傷状
ト損傷状態は，「6.2 評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，TQUV，TQUX，ラント損傷状態は，「1.2 評価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，Ｔ 態に違いがあるが，実態として相違点はない
LOCA，長期 TB，TBU 及び TBP である。
ＱＵＶ，ＴＱＵＸ，長期ＴＢ，ＴＢＵ，ＴＢＰ，ＴＢＤ及びＬＯＣＡである。
(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
格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」では，発電用原子炉の運転中に運転時の異常な過渡変化，原子炉冷却材喪失事故（LOCA）又は全交流動力電源喪失が発生するとともに，非常用炉心冷却系等の安全機能の喪失が重畳する。このため，緩和措置がとられない場合には，原子炉圧力容器内の溶融炉心が原子炉格納容器内へ流れ出し，溶融炉心からの崩壊熱や化学反応によって，原子炉格納容器下部のコンクリートが侵食され，原子炉格納容器の構造材の支持機能を喪失し，原子炉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では，原子炉圧力容器の下部から溶融炉心が落下する時点で，原子炉格納容器下部に溶融炉心の冷却に十分な水位及び水量を確保し，かつ，溶融炉心の落下後は，格納容器下部注水系（常設）によって溶融炉心を冷却することにより，原子炉格納容器の破損を防止するとともに，溶融炉心・コンクリート相互作
用による水素ガス発生を抑制する。
また，溶融炉心の落下後は，格納容器下部注水系（常設）によって溶融炉心を冷却するとともに，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器冷却を実施する。その後，代替循環冷却系又は格納容器圧力逃がし装置によって原子炉格納容器の圧力及び温度を低下させる。

なお，本格納容器破損モードの有効性評価を実施する上では，重大事故等対処設備による原子炉注水機能についても使用できないものと仮定し，原子炉圧力容器破損に至るものとする。

(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
格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」では，発電用原子炉の 文章表現に多少の違いはあるが，実態運転中に異常な過渡変化，原子炉冷却材喪失（ＬＯＣＡ）又は全交流動力電源喪失 として相違点はないが発生するとともに，非常用炉心冷却系等の安全機能の喪失が重畳する。このため， 非常用炉心冷却系等：ＲＣＩＣを含む緩和措置がとられない場合には，原子炉圧力容器内の溶融炉心が格納容器へ流れ出し，溶融炉心からの崩壊熱や化学反応によって，ペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートが侵食され，格納容器の構造部材の支持機能を喪失し，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では，ペデスタル（ドライウェル部）にコリ 東海第二ではＭＣＣＩ対策としてコウムシールドを設置するとともに，通常運転中にあらかじめペデスタル（ドライウ リウムシールドを設置するとともに，
ェル部）に約 1m の水位で水張りを実施した上で，原子炉圧力容器の下部から溶融 ＦＣＩ対策としてペデスタル水位を炉心が落下するまでに，ペデスタル（ドライウェル部）に溶融炉心の冷却に必要な 1m に維持
水位及び水量を確保し，落下後は溶融炉心の冷却を行い，溶融炉心・コンクリート 炉心損傷防止対策との記載統一（具体相互作用によるコンクリート侵食及び水素発生を抑制し，長期的には，最終的な熱 的な設備名等は記載しない）の逃がし場へ熱の輸送を行うことにより格納容器内の減圧及び除熱を行い，格納容器の破損を防止する。
さらに，格納容器内における水素燃焼を防止するため，格納容器内の水素濃度及 東海第二ではベント開始時間を遅延
び酸素濃度が可燃領域に至るまでに，格納容器内へ窒素を注入することによって， するため格納容器内への窒素供給を格納容器の破損を防止する。
実施
本格納容器破損モードに対する有効性を評価するためには，原子炉圧力容器が破 東海第二では，シナリオの想定として損した時点及びその後のプラント状態を評価する必要があることから，原子炉圧力 ＲＰＶ破損までは原子炉注水しない
容器破損までは原子炉への注水を考慮しないものとする。一方，本格納容器破損モ が，ＲＰＶ破損後はＲＰＶ内を冷却すードに対しては，原子炉圧力容器破損後の格納容器破損防止のための重大事故等対 るための原子炉注水を実施する手順
策の有効性についても評価するため，原子炉圧力容器破損後は重大事故等対策に係 とするため，ＲＰＶ破損後は代替循環る手順に基づきプラント状態を評価することとする。したがって，本評価では，原 冷却系による原子炉注水を実施する
子炉圧力容器破損後も原子炉圧力容器内に残存する放射性物質の冷却のために原 想定としている。
子炉に注水する対策及び手順を整備することから，これを考慮した有効性評価を実 東海第二では，原子炉注水を考慮しな施することとする。また，原子炉圧力容器破損後の原子炉注水を考慮しない場合の い場合の感度解析を実施
影響について評価することとする。

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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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

東海第二発電所備考(3) 格納容器破損防止対策(3) 格納容器破損防止対策
格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」で想定される事故シーケン
格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」で想定される事故シースに対して，原子炉格納容器下部のコンクリートの侵食による原子炉圧力容器の支持機
ケンスに対して，ペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートの侵食による原子能喪失を防止するため，格納容器下部注水系（常設）による格納容器下部注水手段を整炉圧力容器の支持機能喪失を防止するため，ペデスタル（ドライウェル部）にコリ 柏崎刈羽はドライウェルサンプへの備する。また，ドライウェル高電導度廃液サンプ及びドライウェル低電導度廃液サンプ
ウムシールドを設置するとともに，通常運転中にあらかじめペデスタル（ドライウ 溶融炉心流入抑制のためにコリウム（以下「ドライウェルサンプ」という。
）への溶融炉心の流入を抑制し，かつ格納容器ェル部）に約 1m の水位で水張りを実施した上で，常設低圧代替注水系ポンプを用 シールドを設置
下部注水系（常設）と合わせて，ドライウェルサンプ底面のコンクリートの侵食を抑制
いた格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）水位の確保
し，溶融炉心が原子炉格納容器バウンダリに接触することを防止するために，原子炉格
手段，ペデスタル（ドライウェル部）注水手段及び代替循環冷却系による原子炉注
納容器下部にコリウムシールドを設置する。
水手段を整備する。
また，その後の格納容器圧力及び温度の上昇を抑制する観点から，代替格納容器スプまた，原子炉圧力容器破損後の格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇を抑制する観レイ冷却系（常設）による原子炉格納容器冷却手段及び代替循環冷却系による原子炉格点から，常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却手段，緊急用海水系による冷却水（海水）の確保手段及び代替 東海第二では緊急用海水系を設置す
納容器除熱手段又は格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器除熱手段を整備す
循環冷却系による格納容器内の減圧及び除熱手段並びに格納容器圧力逃がし装置 る
る。なお，これらの原子炉圧力容器破損以降の格納容器過圧・過温に対応する手順及びによる格納容器減圧及び除熱手段を整備する。
東海第二では原子炉圧力容器破損後
重大事故等対策は「7.2.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」のスプレイマネジメント等，特有の手と同じである。
本格納容器破損モードの防止及びその他の対応を含めた一連の重大事故等対策 順がある。
本格納容器破損モードに至るまでの事象進展への対応，本格納容器破損モードによるの概要は，「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」の「3.2.1(3) 格納
原子炉格納容器の破損防止及び原子炉格納容器の破損を防止した以降の対応を含めた容器破損防止対策」と同様である。対策の概略系統図及び対応手順の概要は「3.2 高一連の重大事故等対策の概要は，「7.2.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」
圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」に示す第 3.2－1 図及び第 3.2－2 図であ 柏崎刈羽は概要図と対策の関係を記の 7.2.2.1(3)の a.から j.に示している。このうち，本格納容器破損モードに対する重る。また，重大事故等対策の手順と設備との関係は，「3.2 高圧溶融物放出／格納 載（ＰＷＲには当該記載無し）
大事故等対策は，「7.2.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」の 7.2.2.1.(3)
容器雰囲気直接加熱」に示す第 3.2－1 表である。
に示す g.から j.である。
本格納容器破損モードに至るまでの事象進展への対応，本格納容器破損モードによる原子炉格納容器の破損防止及び原子炉格納容器の破損を防止した以降の対応を含めた一連の重大事故等対策の概略系統図は「7.2.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」に示す第 7.2.2－1 図から第 7.2.2－4 図である。このうち，本格納容器破損モードの重大事故等対策の概略系統図は第 7.2.2－2 図及び第 7.2.2－3 図である。本格納容器破損モードに対応する手順及び必要な要員と作業項目は「7.2.2 高圧溶融物放出／
格納容器雰囲気直接加熱」と同じである。
7.2.5.2 格納容器破損防止対策の有効性評価
3.5.2 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，「6.2 評価対
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
象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，プラント損傷状態を TQUV とし，事象進
価対象の整理及び評価項目の設定」に示すとおり，プラント損傷状態をＴＱＵＶとし，ＴＱＵＶに属する事故シーケンスのうち，事象進展が早く炉心損傷までの時間
展が早く炉心損傷までの時間余裕の観点で厳しい過渡事象を起因事象とし，逃がし安全
余裕の観点で厳しい過渡事象を起因事象都市，逃がし安全弁再閉失敗を含まない
弁再閉失敗を含まない「過渡事象＋高圧注水失敗＋低圧注水失敗＋損傷炉心冷却失敗「過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋損傷炉心冷却失敗（＋デブリ（＋デブリ冷却失敗）」である。ここで，逃がし安全弁再閉失敗を含まない事故シーケ
冷却失敗（ペデスタル））」である。
ンスとした理由は，プラント損傷状態が TQUV であるため，事故対応に及ぼす逃がし安全弁再閉の成否の影響は小さいと考え，発生頻度の観点で大きい事故シーケンスを選定

柏崎では逃がし安全弁再閉失敗シーケンスを選定しない理由を記載しているが，東二では選定した評価事故シーケンスのみ記載（シーケンス選定にて説明済み）
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柏崎刈羽原子力発電所６／７号機したためである。
また，「6.2.2.1(3)e. 溶融炉心・コンクリート相互作用」に示すとおり，プラント損
傷状態の選定では，LOCA と TQUV を比較し，LOCA の場合は原子炉格納容器下部に原子炉冷却材が流入することで溶融炉心・コンクリート相互作用が緩和される可能性等を考慮し，より厳しいと考えられる TQUV を選定した。

なお，本評価事故シーケンスは，「7.2.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」
及び「7.2.3 原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用」において有効性を評価したシーケンスと同様のシーケンスである。
本格納容器破損モード及び「7.2.3 原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用」
ではプラント損傷状態を TQUV とし，「7.2.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」ではプラント損傷状態を TQUX としており，異なるプラント損傷状態を選定している。しかしながら，どちらのプラント損傷状態であっても原子炉水位が有効燃料棒底部から有効燃料棒の長さの 10%上の位置に到達した時点で逃がし安全弁の手動開操作によって原子炉減圧する手順であり，原子炉減圧以降も，溶融炉心の挙動に従って一連の流れで生じる各格納容器破損モードを，定められた一連の手順に従って防止することとなる。このことから，これらの格納容器破損モードについては同様のシーケンスで評価する。
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，炉心損傷後の原子炉圧力容器におけるリロケーション，構造材との熱伝達，下部プレナムでの溶融炉心の熱伝達，原子炉圧力容器破損，原子炉圧力容器内 FP 挙動，
炉心損傷後の原子炉格納容器における原子炉格納容器下部床面での溶融炉心の拡がり，
原子炉圧力容器外 FCI（溶融炉心細粒化），原子炉圧力容器外 FCI（デブリ粒子熱伝達），
溶融炉心と原子炉格納容器下部プール水との伝熱，溶融炉心とコンクリートの伝熱並びにコンクリート分解及び非凝縮性ガス発生が重要現象となる。
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総合解析コード MAAP により原子炉格納容器下部の床面及び壁面のコンクリート侵食量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

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

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備考「1.2.2.1(3) 評価事故シーケンスの選定」に示すとおり，プラント損傷状態の選定では，ＬＯＣＡとＴＱＵＶを比較し，事象緩和のための対応操作の観点で大きな差異はないこと，原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用と溶融炉心・コンクリート相互作用は原子炉圧力容器破損後に生ずる一連の物理現象であることから，「3.3 原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用」と同じプラント損傷状態を選定し一連のプラント挙動を確認することを考慮し，ＴＱＵＶを選定した。
また，本評価事故シーケンスにおいては，電源の復旧，注水機能の確保等，必要 東海第二では，運転員の対応を厳しくとなる事故対処設備が多く，格納容器への注水・除熱を実施するまでの対応時間を 評価する観点から，ＳＢＯを想定。
厳しく評価する観点から，全交流動力電源喪失の重畳を考慮する。
なお，本評価事故シーケンスは，「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」及び「3.3 原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用」において有効性を評価したシーケンスと同様のシーケンスである。本格納容器破損モード及び「3.3原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用」ではプラント損傷状態をＴＱＵＶとし，「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」ではプラント損傷状態を
ＴＱＵＸとしており，異なるプラント損傷状態を選定している。しかしながら，どちらのプラント損傷状態であっても原子炉水位が燃料有効長底部から燃料有効長 東海第二では，BAF+20%で実施（詳細の 20％上の位置に到達した時点で逃がし安全弁（自動減圧機能）の手動開操作によ は添付資料 3.2.1）って原子炉を減圧する手順であり，原子炉減圧以降も，溶融炉心の挙動に従って一連の流れで生じる各格納容器破損モードを，定められた一連の手順に従って防止することとなる。このことから，これらの格納容器破損モードについては同様のシーケンスで評価する。
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，炉心損傷後の原子炉圧力容器におけるリロケーション，構造材との熱伝達，下部プレナムでの溶融炉心の熱伝達，原子炉圧力容器破損，原子炉圧
力容器内ＦＰ挙動，炉心損傷後の格納容器におけるペデスタル（ドライウェル部）
床面での溶融炉心の拡がり，原子炉圧力容器外ＦＣＩ（溶融炉心細粒化），原子炉
圧力容器外ＦＣＩ（デブリ粒子熱伝達），溶融炉心とペデスタル（ドライウェル部）
プール水との伝熱，溶融炉心とコンクリートの伝熱並びにコンクリート分解及び非凝縮性ガス発生が重要現象となる。
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ＭＡＡ
Ｐによりペデスタル（ドライウェル部）の壁面及び床面のコンクリート侵食量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
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響及び操作時間余裕を評価する。

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

東海第二発電所備

考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(2) 有効性評価の条件
本評価事故シーケンスの有効性評価の条件は，「7.2.2 高圧溶融物放出／格納容器雰
本評価事故シーケンスの有効性評価の条件は，「3.2 高圧溶融物放出／格納容器
囲気直接加熱」の条件と同じである。原子炉格納容器下部の侵食量評価に対しては，コ
雰囲気直接加熱」の条件と同じである。また，初期条件の初期酸素濃度並びに事故 複数号炉の変更申請に係る記載
リウムシールドの外側の面積が小さい 6 号炉の床面積を用いた。また，初期条件の初期
条件の水素及び酸素の発生については，「3.4 水素燃焼」と同じである。
酸素濃度並びに事故条件の水素ガス及び酸素ガスの発生については，「7.2.4 水素燃焼」と同じである。
(3) 有効性評価の結果
本評価事故シーケンスにおける原子炉圧力及び原子炉水位（シュラウド内外水位）の推移を第 7.2.5－1 図及び第 7.2.5－2 図に，格納容器圧力，格納容器温度，ドライウェ
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），サプレッ
ション・チェンバ・プール水位，格納容器下部水位並びに溶融炉心・コンクリート相互作用による原子炉格納容器下部床面及び壁面のコンクリート侵食量の推移を第 7.2.5－
3 図から第 7.2.5－11 図に示す。

(3) 有効性評価の結果
本評価事故シーケンスにおけるペデスタル（ドライウェル部）の水位，ペデスタ 東海第二はＤＣＨにて記載
ル（ドライウェル部）の壁面及び床面のコンクリート侵食量の推移を第 3.5－1 図 （ＤＣＨにて全てのグラフを記載し，
ＦＣＩ，ＭＣＣＩでは各破損モードに及び第 3.5－2 図に示す。
直接関係するもののみ記載）

a. 事象進展
事象進展は「7.2.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」と同じである。

ａ．事象進展事象進展は「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」と同じである。

b. 評価項目等
溶融炉心落下前の原子炉格納容器下部への水張り及び溶融炉心落下後の原子炉格納容器下部への注水の継続によって，コンクリート侵食量は原子炉格納容器下部の床面で約 1cm，壁面で約 1cm に抑えられ，原子炉格納容器下部の溶融炉心は適切に冷却される。
原子炉格納容器下部壁面のコンクリート侵食に対しては，コンクリート侵食が内側鋼
板及び厚さ約 1.64m のコンクリート部を貫通して外側鋼板まで到達しない限り，原子炉
圧力容器の支持機能を維持できる。
評価の結果，原子炉格納容器下部壁面のコンクリート侵食量は約 1cm に抑えられ，原子炉圧力容器の支持機能を維持できる。
原子炉格納容器下部床面のコンクリート侵食に対しては，原子炉格納容器下部の床面
以下のコンクリート厚さが約 7.1m であり，原子炉格納容器下部床面のコンクリート侵
食量が約 1cm であるため，原子炉圧力容器の支持機能を維持できる。
また，溶融炉心・コンクリート相互作用による可燃性ガスの発生は，原子炉格納容器
下部についてはコンクリートの侵食量が約 1cm であるため，約 4kg の可燃性ガス及びその他の非凝縮性ガスが発生するが，ジルコニウム－水反応によって約 1,400kg の水素ガスが発生することを考慮すると，溶融炉心・コンクリート相互作用による可燃性ガス
及びその他の非凝縮性ガスの発生が格納容器圧力に与える影響は小さい。このため，溶融炉心・コンクリート相互作用による可燃性ガスの発生が格納容器圧力に与える影響はｂ．評価項目等
第 3.5－2 図に示すとおり，ペデスタル（ドライウェル部）にコリウムシール 東海第二では，コリウムシールドの設ドを設置するとともに，常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系 置及びペデスタル注水によりコンク（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）水位の確保操作及びペデスタル（ド リートの侵食は生じない。
ライウェル部）への注水操作によりペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉心を冷却することで，ペデスタル（ドライウェル部）の壁面及び床面のコン
クリートの温度は融点に至らず，侵食は生じない。このため，原子炉圧力容器の支持機能を維持できる。
なお，ＭＡＡＰコードによる評価においては，コリウムシールドと溶融炉心の接触面温度は 2,100℃未満であり，コリウムシールドの侵食は生じない。ただし，溶融炉心中の酸化鉄成分との共晶反応も含めて評価した場合には，コリウムシー
ルドには 3.3cm 程度の侵食が生じるが，この場合においてもペデスタル（ドライウェル部）の壁面及び床面のコンクリートの温度は融点に至らず侵食は生じない。このため，原子炉圧力容器の支持機能を維持できる。また，コリウムシール コンクリートの侵食が生じないため，
ドの侵食に伴うガスの発生は生じず，溶融炉心・コンクリート相互作用による可 それに伴う可燃性ガスの発生も生じ
燃性ガスは発生しない。
ない。
（添付資料 3.5.1，3.5.2，3.5.3）

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東海第二発電所 重大事故等対策の有効性評価 比較表（溶融炉心・コンクリート相互作用）
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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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

東海第二発電所小さい。なお，原子炉格納容器下部への溶融炉心落下後の本評価における水素濃度は，ドライウェルにおいて最低値を示すが，ウェット条件で 12vol%以上，ドライ条件で
34vol%以上となり，ドライ条件においては 13vol%を上回る。一方，酸素濃度は水の放射線分解によって徐々に上昇するものの，事象発生から 7 日後（168 時間後）においても酸素濃度はウェット条件で約 2.1vol%，ドライ条件で約 2.6vol%であり，可燃限界である 5vol%を下回る。溶融炉心・コンクリート相互作用によって，可燃性ガス及びその他の非凝縮性ガスが発生するが，ジルコニウム－水反応によって発生する水素ガスも考慮
すると，原子炉格納容器内に存在する可燃性ガスとしては水素ガスが支配的であり，一酸化炭素の影響は無視できる。溶融炉心・コンクリート相互作用では酸素ガスは発生しないため，溶融炉心・コンクリート相互作用により発生する可燃性ガス及びその他の非凝縮性ガスを考慮することは原子炉格納容器内の酸素濃度を下げる要因となり，上記の酸素濃度（ウェット条件で 2.1vol%，ドライ条件で 2.6vol%）以下になるものと考えられる。このため，原子炉格納容器内での可燃性ガスの燃焼が発生するおそれはない。
その後は，原子炉格納容器下部に崩壊熱相当の流量での格納容器下部注水を継続して行うことで，安定状態を維持できる。
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(8)の本評価では，「6.2.2.2 有効性を確認するための評価項目の設定」に示す(8)の評価項※ 1
をパラメータ 評価項目について，対策の有効性を確認した。
目について，原子炉格納容器下部床面及び壁面のコンクリート侵食量として対策の有効性を確認した。なお，「6.2.2.2 有効性を確認するための評価項目の「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(1)から(4)，(6)
設定」に示す(4)及び(5)の評価項目の評価結果については「7.2.2 高圧溶融物放出／格及び(7)に示す評価項目並びにペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉
納容器雰囲気直接加熱」及び「7.2.3 原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用」
心及び格納容器の安定状態維持については，「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰
にて評価項目を満足することを確認している。
囲気直接加熱」において確認している。また，(5)の評価項目については，「3.3 原
※1 溶融炉心が適切に冷却されることについても，原子炉格納容器の構造部材の支持
子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用」において確認している。
機能が維持される範囲で原子炉格納容器下部床面及び壁面のコンクリートの侵食（添付資料 3.2.8）が停止することで確認した。
なお，「6.2.2.2 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は「7.2.4 水素燃焼」において，(7)の評価項目については「7.2.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」において，それぞれ選定された評価
事故シーケンスに対して対策の有効性を確認しているが，溶融炉心が原子炉格納容器下部に落下した場合については，本評価において，「6.2.2.2 有効性を確認するための評
価項目の設定」に示す(6)及び(7)の評価項目について対策の有効性を確認できる。

備考各シーケンスで確認対象とする評価
項目の整理の相違。
（東海第二では，ＦＣＩで(5)，ＭＣ
ＣＩで(8)の評価項目を確認し，その他はＤＣＨにて確認）

7.2.5.3 解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価
3.5.3 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，運転員等操作時間に与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，運転員等操作時える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕を評価するものと間に与える影響，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する。
るものとする。
格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」では，重大事故等対処設備
格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」では，重大事故等対処設を含む全ての原子炉注水機能が喪失して炉心損傷及び原子炉圧力容器の破損に至り，溶備を含む全ての原子炉注水機能が喪失して炉心損傷及び原子炉圧力容器の破損に至融炉心が原子炉格納容器下部へ落下してコンクリートを侵食することが特徴である。
り，溶融炉心がペデスタル（ドライウェル部）に落下してコンクリートを侵食するこ
5／27

東海第二発電所 重大事故等対策の有効性評価 比較表（溶融炉心・コンクリート相互作用）

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

東海第二発電所

また，不確かさの影響を確認する運転員等操作は，事象発生から 12 時間程度までの
短時間に期待する操作及び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，溶融炉心落下前の格納容器下部注水系（常設）による水張り操作及び溶融炉心落下後の原子炉格納容器下部への注水操作とする。

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，常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替
格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作（原子炉圧力容器破損後）及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）によるペデスタ
ル（ドライウェル部）注水操作とする。

本評価事故シーケンスの有効性評価における現象の不確かさとしては，溶融炉心の粒子化，溶融炉心の拡がり，デブリから水への熱伝達，コンクリート種類が挙げられる。

本評価事故シーケンスの評価では，水による拡がり抑制に対して溶融炉心の拡がりを抑制した場合，及び，デブリ上面の性状に対して上面熱流束を変化させた場合の影響評価を実施する。なお，溶融炉心の粒子化の不確かさに対してエントレインメント係数を変化させた場合，コンクリート種類に対して壁方向と床方向の熱分配を変化させた場合の本格納容器破損モードに対する影響は小さいことを確認している。これらの影響評価に加え，溶融物がドライウェルサンプに流入した場合の影響を確認する観点で，溶融物の落下量及び溶融物のポロシティを保守的に考慮した場合，及び，溶融炉心落下時の崩壊熱の影響を確認する観点から崩壊熱を変化させた場合の影響評価を実施する。
これらの影響評価の結果，運転員等操作時間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として，原子炉圧力容器の支持機能を維持できることを確認している。
また，原子炉圧力容器下鏡部温度を監視し，300℃に到達した時点（事象発生から約3.7 時間後）で原子炉格納容器下部への初期水張りを行い，原子炉格納容器下部への溶
融炉心の落下に対しては，原子炉格納容器下部の雰囲気温度，格納容器圧力等を監視することによって，原子炉圧力容器破損を認知し，原子炉格納容器下部への注水を行うといった徴候を捉えた対応によって，溶融炉心を確実に冷却できることを確認している。

(1) 解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価
本評価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，「6.7 解析
コード及び解析条件の不確かさの影響評価方針」に示すとおりであり，それらの不確かさの影響評価は以下のとおりである。
a. 運転員等操作時間に与える影響
炉心における燃料棒内温度変化，燃料棒表面熱伝達，燃料被覆管酸化及び燃料被覆管
変形の不確かさとして，炉心ヒートアップに関するモデルは，TMI 事故についての再現性及び CORA 実験についての再現性を確認している。炉心ヒートアップの感度解析（ジ

本評価事故シーケンスの有効性評価における現象の不確かさとしては，溶融炉心の粒子化，溶融炉心の拡がり，デブリから水への熱伝達，コリウムシールドを介した熱伝達，コンクリート種類が挙げられる。また，コリウムシールドは金属酸化物との共晶反応により侵食される可能性がある。
本評価事故シーケンスの評価では，溶融炉心から水への熱伝達が本格納容器破損モードに対して影響が大きいことを踏まえて，デブリ上面の性状に対して上面熱流束を変化させた場合の影響評価を実施する。なお，溶融炉心の粒子化の不確かさに対してエントレインメント係数を変化させた場合，コンクリート種類に対して壁方向と床方向の熱分配を変化させた場合の本格納容器破損モードに対する影響は小さいことを確認している。また，コリムシールドの侵食及び伝熱物性値の温度依存性を考慮した影響評価を実施する。これらの影響評価に加え，溶融炉心落下時の崩壊熱の影響を確認する観点から崩壊熱を変化させた場合の影響評価を実施する。

また，ペデスタル（ドライウェル部）への溶融炉心の落下に対しては，原子炉圧力
容器温度（下鏡部）が 300℃に到達したこと等をもって原子炉圧力容器の破損兆候を検知し，格納容器下部水温計の指示を継続監視することで原子炉圧力容器破損を判断し，常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による
格納容器冷却操作（原子炉圧力容器破損後）及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）注水操作を行うといった兆候を捉えた対応によって，溶融炉心を確実に冷却できることを確認している。
(1) 解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価
本格納容器破損モード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」に示すとおりであり，それらの不確かさの影響評価は以下のとおりである。
ａ．運転員等操作時間に与える影響
炉心における燃料棒内温度変化，燃料棒表面熱伝達，燃料被覆管酸化及び燃料被覆管変形の不確かさとして，炉心ヒートアップに関するモデルは，ＴＭＩ事故についての再現性及びＣＯＲＡ実験についての再現性を確認している。炉心ヒー
トアップの感度解析（ジルコニウム－水反応速度の係数についての感度解析）で

備

考

ＭＣＣＩ対策としてのコリウムシー
ルドの設置に起因する記載の相違
ＭａｒｋⅡ型格納容器では，溶融炉心の拡がりが抑制された場合，水との接触面積が大きくなり冷却が促進されることから，感度解析は実施不要
東海第二では，コリウムシールドの侵
食や物性値の不確かさを考慮した感度解析により影響評価を実施。
東海第二では影響評価の結果を「運転員等操作時間絵に与える影響」，「評価項目となるパラメータに与える影響」に記載
原子炉圧力容器温度（下鏡部）が 300℃に到達したこと等：原子炉水位の低下（喪失），制御棒位置の指示値の喪失
数増加を含む（添付資料 3.2.2）
東海第二では，新たに設置する格納容器下部水温計により原子炉圧力容器破損を判断する

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号機
ルコニウム－水反応速度の係数についての感度解析）では，炉心溶融時間及び炉心下部
プレナムへの溶融炉心移行の開始時間に対する感度は数分程度であり，影響は小さいことを確認している。本評価事故シーケンスでは，原子炉圧力容器下鏡部温度が 300℃に到達した時点で原子炉格納容器下部への初期水張り操作，原子炉圧力容器破損時点で原子炉格納容器下部への注水操作を実施するが，炉心下部プレナムへの溶融炉心移行の開始時間の不確かさは小さく，炉心下部プレナムへ溶融炉心が移行した際の原子炉圧力容
器下鏡部温度の上昇及び原子炉圧力容器破損時の格納容器圧力上昇は急峻であることから，原子炉圧力容器下鏡部温度及び原子炉圧力容器破損を操作開始の起点としている
原子炉格納容器下部への初期水張り操作及び原子炉圧力容器破損時の原子炉格納容器
下部への注水操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。
炉心における沸騰・ボイド率変化及び気液分離（水位変化）
・対向流の不確かさとして，炉心モデル（炉心水位計算モデル）は，原子炉水位挙動について原子炉圧力容器内のモデルが精緻である解析コード SAFER の評価結果との比較により水位低下幅は解析
コード MAAP の評価結果の方が保守的であるものの，その差異は小さいことを確認していることから，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
炉心損傷後の原子炉圧力容器におけるリロケーション及び構造材との熱伝達の不確かさとして，
溶融炉心の挙動モデルは TMI 事故についての再現性を確認している。
また，炉心ノード崩壊のパラメータを低下させた感度解析により原子炉圧力容器破損時間に与える影響は小さいことを確認している。リロケーションの影響を受ける可能性がある
操作としては，原子炉圧力容器下鏡部温度が 300℃に到達した時点での原子炉格納容器下部への初期水張り操作があるが，炉心下部プレナムへの溶融炉心移行の開始時間の不確かさは小さく，炉心下部プレナムへ溶融炉心が移行した際の原子炉圧力容器下鏡部温度の上昇は急峻であることから，原子炉圧力容器下鏡部温度を操作開始の起点としている原子炉格納容器下部への初期水張り操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。原子炉圧力容器の破損の影響を受ける可能性がある操作としては，溶融炉心落下後の原子炉格納容器下部への注水操作があるが，原子炉圧力容器破損時間の不確かさは小さいことから，原子炉圧力容器の破損を起点としている原子炉格納容器下部への注水操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。
炉心損傷後の原子炉圧力容器における炉心下部プレナムでの溶融炉心の熱伝達の不確かさとして，溶融炉心の挙動モデルは TMI 事故についての再現性を確認している。また，炉心下部プレナムと溶融炉心の熱伝達に関する感度解析により原子炉圧力容器破損
時間に与える影響は小さいことを確認している。炉心下部プレナムでの溶融炉心の熱伝
達の不確かさの影響を受ける可能性がある操作としては，原子炉圧力容器下鏡部温度が300℃に到達した時点での原子炉格納容器下部への初期水張り操作があるが，炉心下部
プレナムでの溶融炉心の熱伝達の不確かさは小さいことから，原子炉圧力容器下鏡部温度を操作開始の起点としている原子炉格納容器下部への初期水張り操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。原子炉圧力容器破損の影響を受ける可能性がある操東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備考は，炉心溶融開始時間及び炉心下部プレナムへの溶融炉心移行の開始時間に対す
る感度は数分程度であり，影響は小さいことを確認している。本評価事故シーケ
ンスでは，原子炉圧力容器破損を起点として常設低圧代替注水系ポンプを用いた 東海第二では，通常運転中からペデス
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作（原子炉圧力容器 タルに 1m 水位を形成しており，原子破損後）及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）に 炉圧力容器破損を起点として格納容よるペデスタル（ドライウェル部）注水操作を実施するが，下部プレナムへの溶 器冷却及びペデスタル注水を実施
融炉心移行の開始時間の不確かさは小さく，下部プレナムへ溶融炉心が移行した
際の原子炉圧力容器温度（下鏡部）の上昇及び原子炉圧力容器破損時の格納容器
下部水温の上昇は急峻であることから，原子炉圧力容器破損を操作開始の起点としているこれらの操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。
炉心における沸騰・ボイド率変化及び気液分離（水位変化）
・対向流の不確かさとして，炉心モデル（炉心水位計算モデル）は原子炉水位挙動について原子炉
圧力容器内のモデルが精緻である解析コードＳＡＦＥＲの評価結果との比較に
より水位低下幅は解析コードＭＡＡＰの評価結果の方が大きく，解析コードＳＡ
ＦＥＲに対して保守的であるものの，その差異は小さいことを確認していることから，運転員等操作時間に与える影響は小さい。
炉心損傷後の原子炉圧力容器におけるリロケーション及び構造材との熱伝達の不確かさとして，溶融炉心の挙動モデルはＴＭＩ事故についての再現性を確認している。また，炉心ノード崩壊のパラメータを低下させた感度解析により原子
炉圧力容器破損時間に与える影響は小さいことを確認している。原子炉圧力容器 東海第二では，通常運転中からペデスの破損の影響を受ける可能性がある操作としては，溶融炉心落下後の常設低圧代 タルに 1m 水位を形成しており，原子替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷 炉圧力容器破損を起点として格納容却操作（原子炉圧力容器破損後）及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容 器冷却及びペデスタル注水を実施
器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）注水操作があるが，下部プレナムへの溶融炉心移行の開始時間の不確かさは小さく，下部プレナムへ
溶融炉心が移行した際の原子炉圧力容器温度（下鏡部）の上昇及び原子炉圧力容 東海第二では，新たに設置する格納容
器破損時の格納容器下部水温の上昇は急峻であることから，原子炉圧力容器の破 器下部水温計により原子炉圧力容器損を起点としているこれらの操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さ 破損を判断するい。
炉心損傷後の原子炉圧力容器における下部プレナムでの溶融炉心の熱伝達の不確かさとして，溶融炉心の挙動モデルはＴＭＩ事故についての再現性を確認している。また，下部プレナムと溶融炉心の熱伝達に関する感度解析により原子炉
圧力容器破損時間に与える影響は小さいことを確認している。原子炉圧力容器破損の影響を受ける可能性がある操作としては，溶融炉心落下後の常設低圧代替注
水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操 東海第二では，通常運転中からペデス
作（原子炉圧力容器破損後）及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下 タルに 1m 水位を形成しており，原子部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）注水操作があるが，原子 炉圧力容器破損を起点として格納容
炉圧力容器破損時間の不確かさは小さいことから，原子炉圧力容器の破損を起点 器冷却及びペデスタル注水を実施
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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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

東海第二発電所

作としては，溶融炉心落下後の原子炉格納容器下部への注水操作があるが，原子炉圧力容器破損時間の不確かさは小さいことから，原子炉圧力容器の破損を起点としている原子炉格納容器下部への注水操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。
炉心損傷後の原子炉圧力容器における原子炉圧力容器破損の不確かさとして，制御棒
駆動機構ハウジング溶接部の破損判定に用いる最大ひずみ（しきい値）に関する感度解析により最大ひずみを低下させた場合に原子炉圧力容器破損時間が早まることを確認しているが，原子炉圧力容器破損（事象発生から約 7 時間後）に対して，十数分早まる程度であり，原子炉格納容器下部への注水は中央制御室から速やかに実施可能な操作であることから，原子炉圧力容器破損を操作開始の起点としている原子炉格納容器下部への注水操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。

としているこれらの操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。

炉心損傷後の原子炉圧力容器における原子炉圧力容器内 FP 挙動の不確かさとして，核分裂生成物（FP）
挙動モデルはPHEBUS-FP 実験解析により原子炉圧力容器内へのFP 放出の開始時間を適切に再現できることを確認している。PHEBUS-FP 実験解析では，燃料被覆管破裂後の FP 放出について実験結果より急激な放出を示す結果が確認されたが，小規模体系の模擬性が原因と推測され，実機の大規模な体系においてこの種の不確かさは小さくなると推定される。本評価事故シーケンスでは，炉心損傷後の原子炉圧力容器
内 FP 放出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，運転員等操作に与える影響はない。
炉心損傷後の原子炉格納容器における溶融燃料－冷却材相互作用の不確かさとして，溶融炉心の細粒化モデルにおけるエントレインメント係数，デブリ粒子径の感度解析により，原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用による圧力スパイクに与える影響
は小さいことを確認している。本評価事故シーケンスでは，原子炉圧力容器外の溶融
燃料－冷却材相互作用による圧力スパイクを起点とした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。
炉心損傷後の原子炉格納容器における原子炉格納容器下部床面での溶融炉心の拡がり及び溶融炉心と原子炉格納容器下部のプール水の伝熱の不確かさとして，エントレイ
ンメント係数，溶融炉心からのプール水への熱流束及び溶融プール－クラスト間の熱伝達係数がコンクリート侵食量に影響を与えることを確認している。本評価事故シーケン
スでは，コンクリート侵食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，運転員等操作時間に与える影響はない。
炉心損傷後の原子炉格納容器における溶融炉心とコンクリート伝熱，コンクリート分
解及び非凝縮性ガス発生の不確かさとして，実験解析によりコンクリート侵食量を適切に評価できることを確認している。

備考

炉心損傷後の原子炉圧力容器における原子炉圧力容器破損の不確かさとして，制御棒駆動機構ハウジング溶接部の破損判定に用いる最大ひずみ（しきい値）に関する感度解析により最大ひずみを低下させた場合に原子炉圧力容器破損時間が早まることを確認しているが，原子炉圧力容器破損（事象発生から約 4.5 時間後）に対して，十数分早まる程度であり，常設低圧代替注水系ポンプを用いた代 東海第二では，原子炉圧力容器破損を替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作（原子炉圧力容器破 起点として格納容器冷却及びペデス損後）及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）によ タル注水を実施
るペデスタル（ドライウェル部）注水操作は中央制御室から速やかに実施可能な操作であることから，原子炉圧力容器破損を操作開始の起点としているこれらの操作に係る運転員等操作時間に与える影響は小さい。
炉心損傷後の原子炉圧力容器における原子炉圧力容器内ＦＰ挙動の不確かさ
として，核分裂生成物（ＦＰ）挙動モデルはＰＨＥＢＵＳ－ＦＰ実験解析により原子炉圧力容器内へのＦＰ放出の開始時間を適切に再現できることを確認している。ＰＨＥＢＵＳ－ＦＰ実験解析では，燃料被覆管破裂後のＦＰ放出について
実験結果より急激な放出を示す結果が確認されたが，小規模体系の模擬性が原因と推測され，実機の大規模な体系においてこの種の不確かさは小さくなると推定される。本評価事故シーケンスでは，炉心損傷後の原子炉圧力容器内ＦＰ放出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，運転員等操作に与える影響はない。
炉心損傷後の格納容器における溶融燃料－冷却材相互作用の不確かさとして，溶融炉心の細粒化モデルにおけるエントレインメント係数，デブリ粒子径の感度解析により，原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用による圧力スパイクに与える影響は小さいことを確認している。本評価事故シーケンスでは，原子炉
圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用による圧力スパイクを起点とした運転
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。
炉心損傷後の格納容器における格納容器下部床面での溶融炉心の拡がり及び溶融炉心と格納容器下部プール水の伝熱の不確かさとして，エントレインメント
係数，溶融炉心からのプール水への熱流束及び溶融プール－クラスト間の熱伝達係数がコンクリート侵食量に影響を与えることを確認している。これより，コリ
ウムシールド侵食量に対しても影響を与える可能性があるが，本評価事故シーケ
ンスでは，コリウムシールド及びコンクリートの侵食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，運転員等操作時間に与える影響はない。
炉心損傷後の格納容器における溶融炉心とコンクリートの伝熱，コンクリート
分解及び非凝縮性ガス発生の不確かさとして，コリウムシールド及びコンクリー
トの侵食量への影響が考えられるが，コリウムシールド及びコンクリートの侵食
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本評価事故シーケンスでは，コンクリート侵食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，運転員等操作時間に与える影響はない。

b. 評価項目となるパラメータに与える影響
炉心における燃料棒内温度変化，燃料棒表面熱伝達，燃料被覆管酸化及び燃料被覆管
変形の不確かさとして，炉心ヒートアップに関するモデルは，TMI 事故についての再現性及び CORA 実験についての再現性を確認している。炉心ヒートアップの感度解析（ジルコニウム－水反応速度の係数についての感度解析）では，炉心溶融時間及び炉心下部
プレナムへの溶融炉心移行の開始時間に対する感度は数分程度であり，影響は小さいことを確認している。本評価事故シーケンスでは，原子炉圧力容器破損時点で原子炉格納容器下部に初期水張りが実施されていることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
炉心における沸騰・ボイド率変化及び気液分離（水位変化）
・対向流の不確かさとして，炉心モデル（炉心水位計算モデル）は，原子炉水位挙動について原子炉圧力容器内のモデルが精緻である解析コード SAFER の評価結果との比較により，水位低下幅は解析
コード MAAP の評価結果の方が保守的であるものの，その差異は小さいことを確認している。また，原子炉圧力容器破損時点で原子炉格納容器下部に初期水張りが実施されていることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
炉心損傷後の原子炉圧力容器におけるリロケーション及び構造材との熱伝達の不確かさとして，
溶融炉心の挙動モデルは TMI 事故についての再現性を確認している。
また，炉心ノード崩壊のパラメータを低下させた感度解析により，原子炉圧力容器破損時間に与える影響は小さいことを確認している。本評価事故シーケンスでは，原子炉圧力容器
破損時点で原子炉格納容器下部に初期水張りが実施されていることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
炉心損傷後の原子炉圧力容器における炉心下部プレナムでの溶融炉心の熱伝達の不確かさとして，溶融炉心の挙動モデルは TMI 事故についての再現性を確認している。また，炉心下部プレナムと溶融炉心の熱伝達に関する感度解析により原子炉圧力容器破損
時間に与える影響は小さいことを確認している。本評価事故シーケンスでは，原子炉圧
力容器破損時点で原子炉格納容器下部に初期水張りが実施されていることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
炉心損傷後の原子炉圧力容器における原子炉圧力容器破損の不確かさとして，制御棒

東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備考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，運転員等操作時間に与える影響はない。なお，炉心損傷後の格納容器における溶融炉心とコンクリー ＭＣＣＩ対策としてのコリウムシー
トの伝熱，コンクリート分解及び非凝縮性ガス発生の不確かさがコンクリート侵 ルドの設置に起因する記載の相違
食に与える影響に対しては，実験解析によりコンクリート侵食量を適切に評価できることを確認している。また，ＭＡＡＰコードにおける溶融炉心から構造材への伝熱は材質に依存しないモデルであり，コリウムシールドにも適用可能である。
（添付資料 3.5.1，3.5.4）
ｂ．評価項目となるパラメータに与える影響
炉心における燃料棒内温度変化，燃料棒表面熱伝達，燃料被覆管酸化及び燃料被覆管変形の不確かさとして，炉心ヒートアップに関するモデルは，ＴＭＩ事故についての再現性及びＣＯＲＡ実験についての再現性を確認している。炉心ヒー
トアップの感度解析（ジルコニウム－水反応速度の係数についての感度解析）では，炉心溶融開始時間及び炉心下部プレナムへの溶融炉心移行の開始時間に対す
る感度は数分程度であり，影響は小さいことを確認している。本評価事故シーケ
ンスでは，原子炉圧力容器破損時点でペデスタル（ドライウェル部）に水張りが実施されていることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
炉心における沸騰・ボイド率変化及び気液分離（水位変化）
・対向流の不確かさとして，炉心モデル（炉心水位計算モデル）は，原子炉水位挙動について原子炉圧力容器内のモデルが精緻である解析コードＳＡＦＥＲの評価結果との比較
により，水位低下幅は解析コードＭＡＡＰの評価結果の方が大きく，解析コード
ＳＡＦＥＲに対して保守的であるものの，その差異は小さいことを確認している。また，原子炉圧力容器破損時点でペデスタル（ドライウェル部）に水張りが実施されていることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
炉心損傷後の原子炉圧力容器におけるリロケーション及び構造材との熱伝達の不確かさとして，溶融炉心の挙動モデルはＴＭＩ事故についての再現性を確認している。また，炉心ノード崩壊のパラメータを低下させた感度解析により，原
子炉圧力容器破損時間に与える影響は小さいことを確認している。本評価事故シーケンスでは，原子炉圧力容器破損時点でペデスタル（ドライウェル部）に水張りが実施されていることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
炉心損傷後の原子炉圧力容器における下部プレナムでの溶融炉心の熱伝達の不確かさとして，溶融炉心の挙動モデルはＴＭＩ事故についての再現性を確認している。また，下部プレナムと溶融炉心の熱伝達に関する感度解析により原子炉
圧力容器破損時間に与える影響は小さいことを確認している。本評価事故シーケ
ンスでは，原子炉圧力容器破損時点でペデスタル（ドライウェル部）に水張りが実施されていることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
炉心損傷後の原子炉圧力容器における原子炉圧力容器破損の不確かさとして，
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柏崎刈羽原子力発電所６／７号機
駆動機構ハウジング溶接部の破損判定に用いる最大ひずみ（しきい値）に関する感度解析により最大ひずみを低下させた場合に原子炉圧力容器破損時間が早まることを確認しているが，原子炉圧力容器破損（事象発生から約 7 時間後）に対して，早まる時間はわずかであり，破損時間がわずかに早まった場合においても，原子炉格納容器下部に初期水張りが実施されていることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
炉心損傷後の原子炉圧力容器における原子炉圧力容器内 FP 挙動の不確かさとして，
原子炉圧力容器内 FP 挙動と溶融炉心・コンクリート相互作用による侵食量に関連はないことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。

東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備考

炉心損傷後の原子炉格納容器における溶融燃料－冷却材相互作用の不確かさとして，
エントレインメント係数の感度解析により溶融炉心の細粒化割合がコンクリート侵食に与える感度は小さいことを確認していることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。

制御棒駆動機構ハウジング溶接部の破損判定に用いる最大ひずみ（しきい値）に関する感度解析により最大ひずみを低下させた場合に原子炉圧力容器破損時間が早まることを確認しているが，原子炉圧力容器破損（事象発生から約 4.5 時間後）に対して，早まる時間はわずかであり，破損時間がわずかに早まった場合においても，ペデスタル（ドライウェル部）に水張りが実施されていることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
炉心損傷後の原子炉圧力容器における原子炉圧力容器内ＦＰ挙動の不確かさとして，原子炉圧力容器内ＦＰ挙動と溶融炉心との相互作用によるコリウムシー
ルド及びコンクリートの侵食量に関連はないことから，評価項目となるパラメー
タに与える影響はない。
炉心損傷後の格納容器における溶融燃料－冷却材相互作用の不確かさとして，
エントレインメント係数の感度解析より溶融炉心の細粒化割合がコンクリート
侵食に与える感度は小さいことを確認している。また，このことは，エントレイ ＭＣＣＩ対策としてのコリウムシー
ンメント係数の不確かさにより溶融炉心の細粒化割合が変化した場合でも溶融 ルドの設置に起因する記載の相違

炉心損傷後の原子炉格納容器における原子炉格納容器下部床面での溶融炉心の拡がりについて，溶融炉心の拡がりを抑制した場合を想定した感度解析を実施した。評価の体系として，水中に落下した溶融炉心が初期水張り水深と同じ高さの円柱を形成し，円柱の上面から水によって除熱されるものとした。ただし，円柱の側面部分も水に接していることを想定し，上面からの除熱量は円柱上面の面積に側面の面積を加えた値とした。感度解析の結果，第 7.2.5－12 図に示すとおり，コンクリート侵食量は原子炉格納容器下部の床面で約 1cm に抑えられ，原子炉圧力容器の支持機能を維持できる。また，
溶融炉心と原子炉格納容器下部のプール水の伝熱の不確かさとして，エントレインメン
ト係数，溶融炉心からのプール水への熱流束及び溶融プール－クラスト間の熱伝達係数の感度解析を踏まえ，コンクリート侵食量について支配的な溶融炉心からのプール水への熱流束についての感度解析を実施した。感度解析の結果，第 7.2.5－13 図に示すとおり，コンクリート侵食量は原子炉格納容器下部の床面で約 8cm，壁面で約 7cm に抑えられ，原子炉圧力容器の支持機能を維持できる。なお，本感度解析では，原子炉格納容器
下部での溶融炉心・コンクリート相互作用によって約 118kg の可燃性ガス及びその他の非凝縮性ガスが発生するが，本評価においてもジルコニウム－水反応によって約1,400kg の水素ガスが発生することを考慮すると，溶融炉心・コンクリート相互作用による可燃性ガス及びその他の非凝縮性ガスの発生が格納容器圧力に与える影響は小さい。溶融炉心・コンクリート相互作用による可燃性ガスの発生が，可燃性ガスの燃焼の可能性に及ぼす影響について，本評価における原子炉格納容器下部への溶融炉心落下後の原子炉格納容器内の水素濃度は，ドライウェルにおいて最低値を示すが，ウェット条件で 12vol%以上，ドライ条件で 34vol%以上となり，ドライ条件においては 13vol%を上

炉心の温度に対する感度は小さいことを示しており，コリウムシールド侵食に与える感度についても同様に小さいと考えられることから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
炉心損傷後の格納容器における格納容器下部床面での溶融炉心の拡がりにつ ＭａｒｋⅡ型格納容器では，溶融炉心
いて，実機では溶融炉心の落下量が多く崩壊熱による継続的な加熱も生じること の拡がりが抑制された場合，水との接から各種実験と比較してより拡がりやすい傾向となる。また，溶融炉心の拡がり 触面積が大きくなり冷却が促進されが抑制されると想定した場合，ＢＷＲ５，Ｍａｒｋ－Ⅰ改良型格納容器プラント る。
において，種々の不均一な堆積形状を考慮しても，拡がりが抑制されないペデス
タル（ドライウェル部）への均一堆積形状の方が溶融炉心と水の伝熱面積が大きくなり，溶融炉心が冷却される傾向となると評価している。ＢＷＲ５，Ｍａｒｋ－Ⅱ型格納容器プラントにおいても同様の傾向となることから，コリウムシール
ド及びコンクリートの侵食への影響はなく，評価項目となるパラメータに与える影響はない。また，溶融炉心と格納容器下部プール水の伝熱の不確かさとして，
エントレインメント係数，溶融炉心からプール水への熱流束及び溶融プール－ク
ラスト間の熱伝達係数の感度解析を踏まえ，コンクリート侵食量について支配的な溶融炉心からプール水への熱流束についての感度解析を実施した。その結果， 柏崎の記載を踏まえ修正
コリウムシールド及びコンクリートの侵食は生じていないことから，原子炉圧力容器の支持機能を維持できる。なお，溶融炉心・コンクリート相互作用によってコンクリート侵食は生じないことから可燃性ガス及びその他の飛日凝縮性ガス 東海第二では，コリウムシールドの設は発生せず，格納容器圧力や格納容器内の水素濃度及び酸素濃度への影響はな 置及びペデスタル注水によりコンクい。
リートの侵食は生じない。
コンクリートの侵食が生じないため，それに伴う可燃性ガスの発生も生じ
ない。
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東海第二発電所 重大事故等対策の有効性評価 比較表（溶融炉心・コンクリート相互作用）
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

東海第二発電所

備考回る。このことから，本感度解析において評価した，溶融炉心・コンクリート相互作用に伴って発生する可燃性ガスの発生量を，本評価の結果に加えて気相濃度を評価しても，原子炉格納容器内での可燃性ガスの燃焼の可能性には影響しない。
なお，溶融炉心・コンクリート相互作用によって生じる約 118kg の気体の内訳は，可燃性ガスである水素ガスが約 93kg，一酸化炭素が約 25kg，その他の非凝縮性ガスである二酸化炭素が 1kg 未満である。ジルコニウム－水反応によって発生する水素ガスも考慮すると，原子炉格納容器内に存在する可燃性ガスとしては水素ガスが支配的であり，一酸化炭素の影響は無視できる。
一方，原子炉格納容器内の酸素濃度については，溶融炉心・コンクリート相互作用では酸素ガスは発生しないため，溶融炉心・コンクリート相互作用により発生する可燃性ガス及びその他の非凝縮性ガスを考慮することは原子炉格納容器内の酸素濃度を下げる要因となる。このため，本感度解析ケースの溶融炉心・コンクリート相互作用に伴って発生する可燃性ガス及びその他の非凝縮性ガスの発生量を本評価の結果に加えて気相濃度を評価する場合，原子炉格納容器内の酸素濃度は「7.2.5.2(3)b. 評価項目等」
にて示した酸素濃度（ウェット条件で 2.1vol%，ドライ条件で 2.6vol%）以下になるものと考えられる。このため，原子炉格納容器内での可燃性ガスの燃焼が発生するおそれはない。
東海第二では，コリウムシールドの侵
食や物性値の不確かさを考慮した感（3.5.3
コリウムシールドの伝熱物性値の温度依存性の影響については，「3.5.3 (4) コ 度解析により影響評価を実施。
リウムシールドの侵食及び伝熱物性値の温度依存性を考慮した影響評価」におい (4)に記載）て，評価項目となるパラメータに与える影響を確認する。
（添付資料 3.5.1，3.5.4）(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 7.2.2－2 表に示 (2) 解析条件の不確かさの影響評価
すとおりであり，それらの条件設定を設計値等，最確条件とした場合の影響を評価する。
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
また，解析条件の設定に当たっては，評価項目となるパラメータに対する余裕が小さく初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件は，第 3.2－2 表
なるような設定があることから，その中で事象進展に有意な影響を与えると考えられるに示すとおりであり，それらの条件設定を設計値等，最確条件とした場合の影響
項目に関する影響評価の結果を以下に示す。
を評価する。また，解析条件の設定に当たっては，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な設定があることから，その中で事象進展に有意な(a) 運転員等操作時間に与える影響
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す。
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件の燃焼度 33GWd/t に対応したものとし(a) 運転員等操作時間に与える影響ており，その最確条件は平均的燃焼度約 30GWd/t であり，解析条件の不確かさとして，
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件の燃焼度 33GWd／t に対して最確条件とした場合は，解析条件で設定している崩壊熱よりも小さくなるため，発生す
最確条件は 33GWd／t 以下であり，解析条件の不確かさとして，最確条件としる蒸気量は少なくなり，原子炉圧力容器の破損に至るまでの事象進展は緩和されるが，た場合は，解析条件で設定している崩壊熱よりもおおむね小さくなるため，発操作手順（原子炉圧力容器下鏡部温度に応じて原子炉格納容器下部への初期水張り操作
生する蒸気量は少なくなり，原子炉圧力容器の破損に至るまでの事象進展は緩を実施すること及び溶融炉心落下後に原子炉格納容器下部への注水操作を開始するこ和されるが，操作手順（常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプ
レイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作（原子炉圧力容器破損後）及び常と）に変わりはないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。

東海第二では，通常運転中からペデス
タルに 1m 水位を形成しており，原子炉圧力容器破損を起点として格納容器冷却及びペデスタル注水を実施

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東海第二発電所 重大事故等対策の有効性評価 比較表（溶融炉心・コンクリート相互作用）
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機
初期条件の溶融炉心からプールへの熱流束は，解析条件の 800kW/m2 相当（圧力依存あり）に対して最確条件は 800kW/m2 相当（圧力依存あり）であり，最確条件とした場
合は，解析条件と同様であるため，事象進展に与える影響はないことから，運転員等操
作時間に与える影響はない。
初期条件のコンクリート以外の素材の扱いは，解析条件の内側鋼板，外側鋼板，リブ
鋼板及びベント管は考慮しないことに対して，最確条件はコンクリート以外の素材を考慮することであり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，コンクリート
より融点が高い内側鋼板，外側鋼板，リブ鋼板の耐熱の効果及びベント管の管内の水による除熱の効果により，溶融炉心・コンクリート相互作用によるコンクリート侵食が抑制されるが，コンクリート侵食量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，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の原子炉圧力容器下部の構造物の扱いは，解析条件の原子炉格納容器下部に落下する溶融物とは扱わないことに対して，最確条件は部分的な溶融が生じ，原子炉格
納容器下部に落下する可能性があり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合
は，溶融物の発熱密度が下がるため，溶融炉心・コンクリート相互作用によるコンクリ
ート侵食は抑制されるが，コンクリート侵食量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，運転員等操作時間に与える影響はない。

初期条件の原子炉格納容器下部床面積は，解析条件の 6 号炉の原子炉格納容器下部の床面積に対して最確条件は各号炉の設計に応じた設定であり，本解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，原子炉格納容器下部の床面積が広くなることで溶融炉心が冷却されやすくなるため，溶融炉心・コンクリート相互作用によるコンクリート侵食が抑制されるが，コンクリート侵食量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，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の原子炉圧力，原子炉水位，炉心流量，格納容器容積（ウェットウェル）の空間部及び液相部，サプレッション・チェンバ・プール水位，格納容器圧力及び格納容
器温度は，解析条件の不確かさとして，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得る
が，事象進展に与える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。
事故条件の起因事象は，原子炉圧力容器への給水はできないものとして給水流量の全喪失を設定しているが，起因事象の違いによって操作手順（原子炉圧力容器下鏡部温度に応じて原子炉格納容器下部への初期水張り操作を実施すること及び原子炉圧力容器
破損後に原子炉格納容器下部への注水操作を開始すること）に変わりはないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

東海第二発電所備

考設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）によるペデスタ
ル（ドライウェル部）注水操作を実施すること）に変わりはないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件の溶融炉心からプールへの熱流束は，解析条件の 800kW／m２相当（圧２
力依存あり）に対して最確条件は 800kW／m 相当（圧力依存あり）であり，最確条件とした場合は，解析条件と同様であるため，事象進展に与える影響はないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
初期条件のコンクリート以外の素材の扱いは，解析条件の鉄筋は考慮しないことに対して最確条件はコンクリート以外の素材を考慮することであり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，コンクリートより融点の高い ＭＣＣＩ対策としてのコリウムシー
鉄筋の耐熱の効果により，コンクリートの侵食が抑制されるが，コンクリート ルドの設置に起因する記載の相違の侵食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，運転員等操
作時間に与える影響はない。また，コリウムシールドについては，機器条件にて考慮している。
初期条件の原子炉圧力容器下部及びペデスタル（ドライウェル部）内構造物の扱いは，解析条件のペデスタル（ドライウェル部）に落下する溶融物とは扱わないことに対して，最確条件は部分的な溶融が生じ，ペデスタル（ドライウ
ェル部）に落下する可能性があり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，溶融物の発熱密度が下がるため，コリウムシールド及びコンクリー
トの侵食が抑制されるが，コリウムシールド及びコンクリートの侵食を操作開 複数号炉の変更申請に係る記載
始の起点として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。

初期条件の原子炉圧力，原子炉水位，炉心流量，格納容器体積（サプレッション・チェンバ）の空間部及び液相部，サプレッション・プール水位及びドラ
イウェル雰囲気温度は，解析条件の不確かさとして，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得るが，事象進展に与える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。
事故条件の起因事象は，原子炉圧力容器への給水はできないものとして給水流量の全喪失を設定しているが，起因事象の違いによって操作手順（常設低圧
代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作（原子炉圧力容器破損後）及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）注水操作を

東海第二では，通常運転中からペデス
タルに 1m 水位を形成しており，原子炉圧力容器破損を起点として格納容器冷却及びペデスタル注水を実施
ＭＣＣＩ対策としてのコリウムシー
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柏崎刈羽原子力発電所６／７号機(b) 評価項目となるパラメータに与える影響
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件の燃焼度 33GWd/t に対応したものとしており，その最確条件は平均的燃焼度約 30GWd/t 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，解析条件で設定している崩壊熱よりも小さくなるため，溶融炉
心の持つエネルギが小さくなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
初期条件の溶融炉心からのプール水への熱流束は，解析条件の 800kW/m2 相当（圧力依存あり）に対して最確条件は 800kW/m2 相当（圧力依存あり）であり，最確条件とした場合は，解析条件と同様であるため，事象進展に影響はないことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。コンクリート侵食量に対しては，実験で確認されている侵食面における侵食の不均一性等の影響を確認する観点から，コンクリート侵食量への影響が最も大きい溶融炉心からプール水への熱流束について，感度解析を実施した。感度解析の結果，第 7.2.5－13 図に示すとおり，コンクリート侵食量は原子炉格納容器下部の床面で約 8cm，壁面で約 7cm に抑えられることから，原子炉圧力容器の支持機能を維持できる。なお，本感度解析では，原子炉格納容器下部での溶融炉心・コンク
リート相互作用によって約 118kg の可燃性ガス及びその他の非凝縮性ガスが発生するが，本評価においてもジルコニウム－水反応によって約 1,400kg の水素ガスが発生することを考慮すると，溶融炉心・コンクリート相互作用による可燃性ガス及びその他の非凝縮性ガスの発生が格納容器圧力に与える影響は小さい。
溶融炉心・コンクリート相互作用による可燃性ガスの発生が，可燃性ガスの燃焼の可能性に及ぼす影響について，本評価における原子炉格納容器下部への溶融炉心落下後の原子炉格納容器内の水素濃度は，ドライウェルにおいて最低値を示すが，ウェット条件
で 12vol%以上，ドライ条件で 34vol%以上となり，ドライ条件においては 13vol%を上回る。このことから，溶融炉心・コンクリート相互作用によって発生する可燃性ガスの発生量について，感度解析の結果を本評価の結果に加えて原子炉格納容器内の気相濃度を評価しても，原子炉格納容器内での可燃性ガスの燃焼の可能性には影響しない。
なお，溶融炉心・コンクリート相互作用によって生じる約 118kg の気体の内訳は，可燃性ガスである水素ガスが約 93kg，一酸化炭素が約 25kg，その他の非凝縮性ガスであ

東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備考実施すること）に変わりはないことから，運転員等操作時間に与える影響はな ルドの設置に起因する記載の相違い。
機器条件のコリウムシールド耐熱材の種類及びペデスタル（ドライウェル 東海第二では，溶融炉心中に少量含ま部）床面積は，解析条件と最確条件は同様であることから，事象進展に与える れる酸化鉄成分によるコリウムシー
影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない。
ルドへの侵食影響について記載（詳細
機器条件のコリウムシールド耐熱材の侵食開始温度は，解析条件と最確条件 は添付資料 3.5.1）は同様であることから，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。なお，溶融炉心中の酸化鉄成分との共晶反応も含めて評価す
ると，コリウムシールドには 3.3cm 程度の侵食が生じるものの，コリウムシー
ルドの侵食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，運転員
等操作時間に与える影響はない。
（添付資料 3.5.1，3.5.4）
通常運転時において，サイクル末期の(b) 評価項目となるパラメータに与える影響
初期条件の原子炉停止後の崩壊熱は，解析条件の燃焼度 33GWd／t に対して 炉心平均燃焼度が 33GWd/t を超えない
最確条件は 33GWd／t 以下であり，解析条件の不確かさとして，最確条件とし よう燃料を配置する
た場合は，解析条件で設定している崩壊熱よりもおおむね小さくなるため，溶 評価項目となるパラメータ：侵食量
融炉心の持つエネルギが小さくなることから，評価項目となるパラメータに対する余裕が大きくなる。
初期条件の溶融炉心からのプールへの熱流束は，解析条件の 800kW／m２相当（圧力依存あり）に対して最確条件は 800kW／m２相当（圧力依存あり）であり，最確条件とした場合は，解析条件と同様であるため，事象進展に影響はないこ 侵食の不均一性等：エントレインメンとから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。コリウムシールド及 ト係数などの，ＭＡＡＰコード資料
びコンクリートの侵食量に対しては，実験で確認されている侵食面における侵 添付３において感度解析にて影響を
食の不均一性等の影響を確認する観点から，コンクリート侵食量への影響が最 確認している項目を含むも大きい溶融炉心からプール水への熱流束について，感度解析を実施した。そ 東海第二では，コリウムシールドの設の結果，コリウムシールド及びコンクリートの侵食は生じず，原子炉圧力容器 置及びペデスタル注水によりコンクの支持機能を維持できることを確認した。また，溶融炉心・コンクリート相互 リートの侵食は生じない。
コンクリートの侵食が生じないため，作用による可燃性ガスは発生しない。
それに伴う可燃性ガスの発生も生じない。
評価項目となるパラメータ：侵食量

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号機
る二酸化炭素が 1kg 未満である。ジルコニウム－水反応によって発生する水素ガスも考慮すると，原子炉格納容器内に存在する可燃性ガスとしては水素ガスが支配的であり，一酸化炭素の影響は無視できる。
一方，原子炉格納容器内の酸素濃度については，溶融炉心・コンクリート相互作用では酸素ガスは発生しないため，溶融炉心・コンクリート相互作用により発生する可燃性ガス及びその他の非凝縮性ガスを考慮することは原子炉格納容器内の酸素濃度を下げる要因となる。このため，本感度解析の溶融炉心・コンクリート相互作用によって発生する可燃性ガス及びその他の非凝縮性ガスの発生量を，本評価の結果に加えて気相濃度を評価する場合，原子炉格納容器内の酸素濃度は「7.2.5.2(3)b. 評価項目等」にて示した酸素濃度（ウェット条件で 2.1vol%，ドライ条件で 2.6vol%）以下となる。このため，原子炉格納容器内での可燃性ガスの燃焼が発生するおそれはない。
初期条件のコンクリート以外の素材の扱いは，解析条件の内側鋼板，外側鋼板，リブ
鋼板及びベント管は考慮しないことに対して最確条件はコンクリート以外の素材を考慮することであり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，コンクリート
より融点が高い内側鋼板，外側鋼板，リブ鋼板の耐熱の効果及びベント管の管内の水による除熱の効果により，溶融炉心・コンクリート相互作用によるコンクリート侵食が抑制されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
初期条件の原子炉圧力容器下部の構造物の扱いは，解析条件の原子炉格納容器下部に落下する溶融物とは扱わないことに対して最確条件は部分的な溶融が生じ，原子炉格納容器下部に落下する可能性があり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，溶融物の発熱密度が下がるため，溶融炉心・コンクリート相互作用によるコンクリート
侵食が抑制されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。コンクリート侵食量に対しては，溶融物のコリウムシールド内側への流入を考慮し，ドラ
イウェルサンプに流入した場合の影響を確認する観点で，溶融物の落下量及び溶融物のポロシティを保守的に考慮した場合についての感度解析を実施した。
その結果，
第 7.2.5－14 図に示すとおり，ドライウェルサンプのコンクリート侵食量は，床面で約 9cm，壁面で約 9cm に抑えられることから，原子炉圧力容器の支持機能及び原子炉格納容器バウ
ンダリ機能を維持できることを確認した。
初期条件の原子炉格納容器下部床面積は，解析条件の 6 号炉の原子炉格納容器下部の床面積に対して最確条件は各号炉の設計に応じた設定であり，本解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合は，原子炉格納容器下部の床面積が広くなることで溶融炉
心・コンクリート相互作用によるコンクリート侵食が抑制されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。
初期条件の原子炉圧力，原子炉水位，炉心流量，格納容器容積（ウェットウェル）の空間部及び液相部，サプレッション・チェンバ・プール水位，格納容器圧力及び格納容
器温度は，解析条件の不確かさとして，ゆらぎにより解析条件に対して変動を与え得る
が，事象進展に与える影響は小さいことから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

東海第二発電所

初期条件のコンクリート以外の素材の扱いは，解析条件の鉄筋は考慮しないことに対して最確条件はコンクリート以外の素材を考慮することであり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした場合には，コンクリートより融点の高い鉄筋の耐熱の効果により，コンクリートの侵食が抑制されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大きくなる。また，コリウムシールドについては，機器条件にて考慮している。
初期条件の原子炉圧力容器下部及びペデスタル（ドライウェル部）内構造物の扱いは，解析条件のペデスタル（ドライウェル部）に落下する溶融物とは扱わないことに対して最確条件は部分的な溶融が生じ，ペデスタル（ドライウェ
ル部）に落下する可能性があり，解析条件の不確かさとして，最確条件とした
場合は，溶融物の発熱密度が下がるため，コリウムシールド及びコンクリートの侵食が抑制されることから，評価項目となるパラメータに対する余裕は大き
くなる。

備

考

ＭＣＣＩ対策としてのコリウムシー
ルドの設置に起因する記載の相違
評価項目となるパラメータ：侵食量

評価項目となるパラメータ：侵食量
柏崎ではサンプへのデブリ流入防止のためにコリウムシールドを設置しており，コリウムシールドを越えてサンプへのデブリ流入を仮定した場合の評価を記載複数号炉の変更申請に係る記載

初期条件の原子炉圧力，原子炉水位，炉心流量，格納容器体積（サプレッション・チェンバ）の空間部及び液相部，サプレッション・プール水位及びドラ
イウェル雰囲気温度は，解析条件の不確かさとして，ゆらぎにより解析条件に 評価項目となるパラメータ：侵食量
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柏崎刈羽原子力発電所６／７号機
事故条件について，溶融炉心・コンクリート相互作用によるコンクリート侵食量を評価するにあたり，溶融炉心落下時の崩壊熱の影響を確認する観点から感度解析を実施した。感度解析は，起因事象の不確かさを保守的に考慮するため，溶融炉心の崩壊熱をベースケースから変更し，事象発生から 6 時間後の値とした。これは，事故シーケンスを「大破断 LOCA＋ECCS 注水機能喪失」とし，本評価事故シーケンスの解析条件と同様，電源の有無に係らず重大事故等対処設備による原子炉注水機能についても使用できな
いものと仮定する場合，原子炉水位の低下が早く，原子炉圧力容器破損までの時間が約
6.4 時間となることを考慮し保守的に設定した値である。
その結果，第 7.2.5－15 図に示すとおり，コンクリート侵食量は床面で約 3cm，壁面では約 3cm に抑えられ，原子炉圧力容器の支持機能を維持できる。また，コンクリート
侵食量が僅かであることから，本評価における溶融炉心・コンクリート相互作用による
可燃性ガスの発生量は原子炉格納容器内の気相濃度に影響を与えない。このため，溶融炉心・コンクリート相互作用による可燃性ガスの蓄積及び燃焼による格納容器圧力への影響は無く，原子炉格納容器内の気体組成の推移は「7.2.5.2(3)b 評価項目等」と同じとなる。なお，本評価における原子炉格納容器下部への溶融炉心落下後の水素濃度は，ドライウェルにおいて最低値を示すが，ウェット条件で 12vol%以上，ドライ条件で
34vol%以上となり，ドライ条件においては 13vol%を上回る。一方，酸素濃度はウェット
条件で 2.1vol%以下，ドライ条件で 2.6vol%以下であり，可燃限界である 5vol%を下回る
ことから，原子炉格納容器内での可燃性ガスの燃焼が発生するおそれはない。

東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備考

対して変動を与え得るが，事象進展に与える影響は小さいことから，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。
事故条件について，溶融炉心落下時の崩壊熱の影響を確認する観点から感度 柏崎では崩壊熱のみをＬＯＣＡ事象解析を実施した。感度解析は，起因事象として，原子炉水位の低下の観点でよ 相当に変更しコンクリート侵食量等
り厳しい事象であるＬＯＣＡ等の原子炉冷却材圧力バウンダリ喪失を仮定し， を評価しているが，東海第二では起因
事故シーケンスを「大破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」 事象をＬＯＣＡとした感度解析で影として，本評価事故シーケンスの評価条件と同様に，重大事故等対処設備によ 響を確認している。
る原子炉注水機能についても原子炉圧力容器破損まで使用できないものと仮 東海第二では，コリウムシールドの設定した。この場合，原子炉圧力容器破損のタイミングが早くなるため，溶融炉 置及びペデスタル注水によりコンク
心落下時の崩壊熱が大きくなるが，コリウムシールド及びコンクリートの侵食 リートの侵食は生じない。
コンクリートの侵食が生じないため，は生じず，原子炉圧力容器の支持機能を維持できることを確認した。
それに伴う可燃性ガスの発生も生じない。
評価項目となるパラメータ：侵食量

ＭＣＣＩ対策としてのコリウムシー
ルドの設置に起因する記載の相違
評価項目となるパラメータ：侵食量
東海第二では，コリウムシールドの侵
食や物性値の不確かさを考慮した感度解析により影響評価を実施。
（3.5.3(4)に記載）b. 操作条件
操作条件の不確かさとして，操作の不確かさを「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，これらの要因が運転員等操作時間に与える影響を評価する。また，運転員等操作時間に与える影響が評価項目となるパラメータに与える影響を評価し，評価結果を以下に示す。
(a) 運転員等操作時間に与える影響
操作条件の溶融炉心落下前の格納容器下部注水系（常設）による水張り操作は，解析機器条件のコリウムシールド耐熱材の種類及びペデスタル（ドライウェル部）床面積は，解析条件と最確条件は同様であることから，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。
機器条件のコリウムシールド耐熱材の侵食開始温度は，解析条件と最確条件は同様であることから，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。なお，溶融炉心中の酸化鉄成分との共晶反応も含めて評価すると，コリウムシールドには 3.3cm 程度の侵食が生じるが，この影響については「3.5.3 (4) コリウムシールドの侵食及び伝熱物性値の温度依存性 評価項目となるパラメータ：侵食量を考慮した影響評価」にて，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい
ことを確認している。
（添付資料 3.5.1，3.5.4）
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，運転員等操作時間に与える影響を評価する。また，運転
員等操作時間に与える影響が評価項目となるパラメータに与える影響を評価し，評価結果を以下に示す。

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東海第二発電所 重大事故等対策の有効性評価 比較表（溶融炉心・コンクリート相互作用）
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機
上の操作時間として原子炉圧力容器下鏡部温度が 300℃に到達した時点を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，原子炉圧力容器下鏡部温度が 300℃に到達するまでに事象発生から約 3.7 時間の時間余裕があり，また，原子炉格納容器下部の水張り操作は原子炉圧力容器下鏡部温度を監視しながら溶融炉心の炉心下部プレナムへの移行を判断し，水張り操作を実施するため，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等であり，操作開始時間に与える影響は小さいことから，運転員等操作時間に与える影響も小さい。当該操作は，解析コード及び解析条件（操作条件を除く）の不確かさにより操作開始時間は遅れる可能性があるが，中央制御室の運転員とは別に現場操作を行う運転員（現場）を配置しており，また，他の並列操作を加味して操作の所要時間を算定していることから，他の操作に与える影響はない。

操作条件の格納容器下部注水系（常設）による溶融炉心落下後の原子炉格納容器下部への注水操作は，解析上の操作時間として原子炉圧力容器破損後（事象発生から約 7 時
間後）を設定している。運転員等操作時間に与える影響として，原子炉圧力容器破損までに事象発生から約 7.0 時間の時間余裕があり，また，溶融炉心落下後に格納容器下部
注水が行われなかった場合でも，溶融炉心落下前に張られた水が蒸発するまでには約0.8 時間の時間余裕がある。溶融炉心落下後の原子炉格納容器下部への注水操作は原子
炉圧力，格納容器下部空間部温度及び格納容器圧力の傾向を監視しながら原子炉圧力容器破損を判断して実施することとしており，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等であるため，操作開始時間に与える影響は小さいことから，運転員等操作時間に与える影響も小さい。

(b) 評価項目となるパラメータに与える影響
操作条件の溶融炉心落下前の格納容器下部注水系（常設）による水張り操作は，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小さい。
操作条件の溶融炉心落下後の原子炉格納容器下部への格納容器下部注水系（常設）による注水操作は，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小さい。

東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備考(a) 運転員等操作時間に与える影響
東海第二では，通常運転中からペデス
操作条件の常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却 タルに 1m 水位を形成しており，原子系（常設）による格納容器冷却操作（原子炉圧力容器破損後）は，解析上の操 炉圧力容器破損を起点として格納容作時間として原子炉圧力容器破損から 6 分後（事象発生から約 4.6 時間後）を 器冷却及びペデスタル注水を実施
設定している。運転員等操作時間に与える影響として，原子炉圧力容器破損までに事象発生から約 4.5 時間の時間余裕があり，また，溶融炉心落下後の常設
低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格
納容器冷却操作（原子炉圧力容器破損後）は，原子炉圧力容器温度（下鏡部） 原子炉圧力容器温度（下鏡部）が 300℃
が 300℃に到達したこと等をもって破損兆候を検知し，原子炉圧力容器の破損 に到達したこと等：原子炉水位の低下
判断パラメータである格納容器下部水温計の指示を継続監視することで原子 （喪失），制御棒位置の指示値の喪失
炉圧力容器破損を判断し，格納容器冷却を実施することとしており，実態の操 数増加を含む（添付資料 3.2.2）
作開始時間は解析上の設定とほぼ同等であり，操作開始時間に与える影響は小さい。当該操作は，解析コード及び解析条件（操作条件を除く）の不確かさにより操作開始時間は遅くなる可能性があるが，中央制御室での操作のみであり，当直運転員は中央制御室に常駐していること，また，当該操作に対応する
当直運転員に他の並列操作はないことから，操作時間に与える影響はない。
操作条件の常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設） 東海第二では，原子炉圧力容器破損をによるペデスタル（ドライウェル部）注水操作は，解析上の操作時間として原 起点として格納容器冷却及びペデス
子炉圧力容器破損から 7 分後（事象発生から約 4.6 時間後）を設定している。 タル注水を実施
運転員等操作時間に与える影響として，原子炉圧力容器破損までに事象発生から約 4.5 時間の時間余裕があり，また，溶融炉心落下後の常設低圧代替注水系
ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル 原子炉圧力容器温度（下鏡部）が 300℃部）注水操作は，原子炉圧力容器温度（下鏡部）が 300℃に到達したこと等を に到達したこと等：原子炉水位の低下
もって破損兆候を検知し，原子炉圧力容器の破損判断パラメータである格納容 （喪失），制御棒位置の指示値の喪失
器下部水温計の指示を継続監視することで原子炉圧力容器破損を判断し，注水 数増加を含む（添付資料 3.2.2）
操作を実施することとしており，実態の操作開始時間は解析上の設定とほぼ同等であり，操作開始時間に与える影響は小さい。当該操作は，解析コード及び解析条件（操作条件を除く）の不確かさにより操作開始時間は遅くなる可能性があるが，中央制御室での操作のみであり，当直運転員は中央制御室に常駐していること，また，当該操作に対応する当直運転員に他の並列操作はないことから，操作時間に与える影響はない。
（添付資料 3.2.2，3.5.4）(b) 評価項目となるパラメータに与える影響
東海第二では，通常運転中からペデス
操作条件の溶融炉心落下後の常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納 タルに 1m 水位を形成しており，原子容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作（原子炉圧力容器破損後） 炉圧力容器破損を起点として格納容及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）によるペ 器冷却及びペデスタル注水を実施
デスタル（ドライウェル部）注水操作は，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 評価項目となるパラメータ：侵食量
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柏崎刈羽原子力発電所６／７号機(3) 操作時間余裕の把握
操作開始時間の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。
操作条件の溶融炉心落下前の格納容器下部注水系（常設）による水張り操作について
は，原子炉圧力容器下鏡部温度が 300℃に到達するまでの時間は事象発生から約 3.7 時間あり，原子炉格納容器下部への注水操作は原子炉圧力容器下鏡部温度の上昇傾向を監視しながらあらかじめ準備が可能である。また，原子炉圧力容器下鏡部温度 300℃到達
時点での中央制御室における原子炉格納容器下部への注水操作の操作時間は約5 分間である。溶融炉心落下前の格納容器下部注水系（常設）による水張りは約 2 時間で完了することから，水張りを事象発生から約 3.7 時間後に開始すると，事象発生から約 5.7 時
間後に水張りが完了する。事象発生から約 5.7 時間後の水張りの完了から，事象発生から約 7.0 時間後の原子炉圧力容器破損までの時間を考慮すると，原子炉格納容器下部への注水操作は操作遅れに対して 1 時間程度の時間余裕がある。
操作条件の溶融炉心落下後の原子炉格納容器下部への格納容器下部注水系（常設）による注水操作については，原子炉圧力容器破損までの時間は事象発生から約 7.0 時間あり，また，溶融炉心落下後に格納容器下部注水が行われなかった場合でも，溶融炉心落
下前に張られた水が溶融炉心の崩壊熱及びジルコニウム－水反応による発熱により蒸発するまでには約 0.8 時間の時間余裕がある。

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

東海第二発電所備

考るパラメータに与える影響は小さい。
（添付資料 3.5.4）(3) 操作時間余裕の把握
操作開始時間の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。
東海第二では，通常運転中からペデス
タルに 1m 水位を形成しており，原子炉圧力容器破損を起点として格納容器冷却及びペデスタル注水を実施

操作条件の溶融炉心落下後の常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器
スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作（原子炉圧力容器破損後）及び常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）注水操作については，原子炉圧力容器破損までの時間は事象発生から約 4.5 時間あり，また，溶融炉心落下後にペデスタル（ドライウェル部）注水が行われなかった場合でも，溶融炉心落下前に張られた水が溶融炉心の崩壊熱及びジ
ルコニウム－水反応による発熱により蒸発するまでには約0.3 時間の時間余裕がある。
（添付資料 3.2.14，3.5.4） 東海第二では，コリウムシールドの侵
食や物性値の不確かさを考慮した感(4) コリウムシールドの侵食及び伝熱物性値の温度依存性を考慮した影響評価
コリウムシールドの材質であるジルコニアは，溶融炉心中に存在する金属酸化物 度解析により影響評価を実施。
との共晶反応を考慮した場合に侵食される可能性がある。また，ＭＡＡＰコードにおけるコリウムシールドの伝熱モデルには伝熱物性値の温度依存性の不確かさが考えられる。このため，コリウムシールド設置に伴うこれらの影響を考慮した感度解析を実施した。
解析条件ついて，金属酸化物との共晶反応により侵食したコリウムシールドの厚さは，ＣＩＴ実験の知見を踏まえた侵食量を想定し 11cm とした。また，コリウムシールドの熱伝導率及び比熱はペデスタル（ドライウェル部）の温度を厳しく評価するため，常温時のジルコニアの物性値とした。
第 3.5－3 図にペデスタル（ドライウェル部）壁面及び床面のコンクリートの温度の推移を示す。感度解析の結果，溶融炉心と接するコリウムシールドの温度は融点に至らず侵食は進行せず，また，ペデスタル（ドライウェル部）コンクリートの
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東海第二発電所 重大事故等対策の有効性評価 比較表（溶融炉心・コンクリート相互作用）
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機(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。その結果，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。このほか，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。

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

東海第二発電所

備

考

壁面及び床面の温度も融点に至らず侵食しないことを確認した。したがって，コリ
ウムシールドの侵食及び伝熱物性値の温度依存性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。
（添付資料 3.5.1）(5) 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。また，コリウムシールドの侵食及び伝熱物性値の温度依存性を考慮した感度解析を実施した。その結果，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。このほか，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。
なお，「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」において，原子炉圧力容器破損後の原子炉注水を考慮しない場合の影響について感度解析を実施しており，評価項目となるパラメータに対する影響は小さいことを確認している。
（添付資料3.2.10）

東海第二では，コリウムシールドの侵
食や物性値の不確かさを考慮した感度解析により影響評価を実施。

東海第二では，ベースケースにおいてＲＰＶ破損後の原子炉注水を考慮した解析を実施しているため，感度解析として原子炉注水を考慮しない場合の解析を実施（内容はＤＣＨに記載）

7.2.5.4 必要な要員及び資源の評価
本評価事故シーケンスは，「7.2.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」と同じであることから，必要な要員及び資源の評価は「7.2.2.4 必要な要員及び資源の評価」 3.5.4 必要な要員及び資源の評価と同じである。
本評価事故シーケンスは，「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」と同じであることから，必要な要員及び資源の評価は「3.2.4 必要な要員及び資源の評価
7.2.5.5 結論」と同じである。
文章表現に多少の違いはあるが，実態
格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」では，運転時の異常な過渡として相違点はない
変化，原子炉冷却材喪失事故（LOCA）又は全交流動力電源喪失が発生するとともに，非 3.5.5 結 論
常用炉心冷却系等の安全機能の喪失が重畳する。
格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」では，運転時の異常な過このため，原子炉圧力容器内の溶融炉心が原子炉格納容器内へ流れ出し，溶融炉心か渡変化，原子炉冷却材喪失（ＬＯＣＡ）又は全交流動力電源喪失が発生するとともに，らの崩壊熱や化学反応によって，原子炉格納容器下部のコンクリートが侵食され，原子非常用炉心冷却系等の安全機能の喪失が重畳する。このため，原子炉圧力容器内の溶融炉心が格納容器へ流れ出し，溶融炉心からの崩壊熱や化学反応によって，ペデスタ
炉格納容器の構造部材の支持機能を喪失し，原子炉格納容器の破損に至ることが特徴で
ル（ドライウェル部）のコンクリートが侵食され，格納容器の構造部材の支持機能をある。格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」に対する格納容器破損
喪失し，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「溶融炉心・防止対策としては，格納容器下部注水系（常設）による格納容器下部注水手段を整備しコンクリート相互作用」に対する格納容器破損防止対策としては，ペデスタル（ドラている。また，原子炉格納容器下部にコリウムシールドを設置している。
イウェル部）にコリウムシールドを設置するとともに，通常運転中にあらかじめペデ
スタル（ドライウェル部）に約 1m の水位で水張りを実施した上で，常設低圧代替注
水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）
水位の確保手段及びペデスタル（ドライウェル部）注水手段，代替循環冷却系による格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」の評価事故シーケンス「過原子炉注水手段を整備している。
渡事象＋高圧注水失敗＋低圧注水失敗＋損傷炉心冷却失敗（＋デブリ冷却失敗）」につ
格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」の評価事故シーケンス「過いて，有効性評価を行った。
渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋損傷炉心冷却失敗＋デブリ冷却失
上記の場合においても，格納容器下部注水系（常設）による格納容器下部注水を実施

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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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

東海第二発電所

備考することにより，溶融炉心の冷却が可能である。その結果，溶融炉心・コンクリート相
互作用によってコンクリート侵食量は原子炉格納容器下部の床面で約1cm，壁面で約1cmに抑えられ，原子炉圧力容器の支持機能を維持できる。また，安定状態を維持できる。

敗（ペデスタル）」について，有効性評価を行った。
上記の場合においても，常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）水位の確保及びペデスタル（ドライウェル部）注水，代替循環冷却系による原子炉注水を実施することにより，溶融炉心の冷却が可能である。その結果，溶融炉心・コンクリート相互作用によるコンクリート
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の侵食は生じず，原子炉圧力容器の支持機能を維持できる。また，安定状態を維持で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。
きる。
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果，操作が遅れた場合でも一定の余裕がある。
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
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。
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
また，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
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，災害対策要員にて確保可能である。また，必要以上のことから，格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部への注水等
な水源，燃料及び電源を供給可能である。
の格納容器破損防止対策は，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以上のことから，格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」におい
認でき，格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」に対して有効である。
て，コリウムシールドの設置，通常運転中のペデスタル（ドライウェル部）における約1m の水位での水張り，常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）水位の確保手段及びペデスタル（ドライウェル部）
注水手段，代替循環冷却系による原子炉注水手段の格納容器破損防止対策は，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，格納容器破損モード「溶融炉心・コンクリート相互作用」に対して有効である。

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東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備考東海第二ではＤＣＨにて記載

東海第二ではＤＣＨにて記載

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東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備考東海第二ではＤＣＨにて記載

東海第二ではＤＣＨにて記載

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東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備考東海第二ではＤＣＨにて記載

東海第二ではＤＣＨにて記載

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東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備考東海第二ではＤＣＨにて記載

東海第二ではＤＣＨにて記載

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東海第二発電所

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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備考東海第二ではＤＣＨにて記載

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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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備考

感度解析の実施項目の相違
ＭａｒｋⅡ型格納容器では，溶融炉心の拡がりが抑制された場合，水との接触面積が大きくなり冷却が促進されることから，感度解析は実施不要

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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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備考

感度解析の実施項目の相違
東海第二では，コリウムシールドの侵
食や物性値の不確かさを考慮した感度解析により影響評価を実施。

感度解析の実施項目の相違
柏崎ではサンプへのデブリ流入防止のためにコリウムシールドを設置しており，コリウムシールドを越えてサンプへのデブリ流入を仮定した場合の評価を記載26／27

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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）
黒字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）

備考東海第二では起因事象をＬＯＣＡとした場合でもコンクリートの侵食は生じないため，グラフは記載していな
い。

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