東海第二発電所 審査資料
資料番号
PS-C-9 改 7
提出年月日
平成 30 年 1 月 26 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 1 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（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

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，格納容器を冷却及び除熱し，溶融炉心 柏崎の記載を踏まえて修正からペデスタル（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，溶融炉心の落下後は，常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注 柏崎の記載を踏まえて修正
水系（常設）及び代替循環冷却系によって溶融炉心を冷却するとともに，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を実施する。長期的には，代替循環冷却系又は格納容器圧力逃がし装置によって 柏崎の記載を踏まえて追加
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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

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。

(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」に伴う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
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・コンクリー
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，その後つつ，「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
整備する。
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。
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 東海第二ではベント開始時間を遅延装置による格納容器内への窒素注入手段を整備する。
するため格納容器内への窒素供給を実施
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東海第二では原子炉圧力容器破損後大事故等対策は「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）」
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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号機と同じである。
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。

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

考のスプレイマネジメント等，特有の手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。
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）
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
し，ＴＱＵＶに属する事故シーケンスのうち，事象進展が早い過渡事象を起因とす
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
る，「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＋ＦＣ（＋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Ｉ（ペデスタル）」である。
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したた
めである。
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，「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
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ＴＱＵＶを選
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
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なる。こ
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かさとし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。

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）

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。

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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。

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（詳細は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 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，これらの格納容器破損モード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，「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。

(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。

(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。

(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 東海第二はＤＣＨにて記載（ＤＣＨにて全てのグラフを記載し，第3.3－1図及び第3.3－2図に示す。
ＦＣＩ，ＭＣＣＩでは各破損モードに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

ｂ．評価項目等
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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

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（ドライウェル部）の水との相互作用によって発生する圧力スパイクは約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，「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
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
評価項目について，対策の有効性を確認した。
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「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)
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
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
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
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
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
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
溶融炉心・コンクリート相互作用」において確認している。
融炉心・コンクリート相互作用」にて確認している。
（添付資料 3.2.8）
3.3.3 解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価
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
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
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
のとする。
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
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
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
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。

備考

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。

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)，ＭＣＣ
Ｉで(8)の評価項目を確認し，その他
はＤＣＨにて確認）

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」，
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 「評価項目となるパラメータに与え
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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

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

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。

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 る影響」に記載
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。
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。

考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 東海第二では燃料棒被覆管温度等をでは，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 起点としている操作はない。
燃料被覆管温度等：被覆管酸化割合をから，運転員等操作時間に与える影響はない。
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
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雰囲気温度の傾向を適切に再現 東海第二では格納容器圧力が 465kPa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 [gage]到達をもって格納容器冷却を
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 実施する
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。
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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

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 東海第二ではリロケーション及び構
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 造材との熱伝達を起点としている操
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。
作はない。

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。本評価事故シーケンスでは，原子炉圧力容器破損 東海第二ではＲＰＶ破損を判断した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 場合速やかに格納容器冷却を実施す
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 る。
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 原子炉圧力容器温度（下鏡部）が 300℃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 に到達したこと等：原子炉水位の低下
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 （喪失），制御棒位置の指示値の喪失
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。
数増加を含む（添付資料 3.2.2）
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。
（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
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
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柏崎刈羽原子力発電所６／７号機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。

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

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。
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溶融燃料－冷却材相互作用の不確かさとして， 東海第二ではエントレインメント係
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 数及びデブリ粒子径の圧力スパイク
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は原 に対する感度が小さいことを述べた
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 上で，最も感度のあるエントレインメ
は小さいことを確認している。このうち，ＢＷＲ５，Ｍａｒｋ－Ⅱ型格納容器プ ント係数に係る感度解析について結ラントおいては，最も感度のあるエントレインメント係数について感度解析を行 果を記載。

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が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。
（添付資料 3.3.6，3.3.7）(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
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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。

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。

(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。

(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 柏崎の記載を踏まえて修正
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。
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，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 柏崎の記載を踏まえて修正
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
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35℃に対して最確条件は35℃以下
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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，圧力スパイクの最大値は約0.20MPa［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，評価項目である最高使用圧力の2倍（0.62MPa［gage］）以下
であることから，評価項目を満足する。
（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
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柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

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。

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

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くなる。
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) 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
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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。

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。

(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）

備考東海第二では，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
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を約 1m に維持する手段を整備している。
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
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
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）」 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＋について，有効性評価を行った。
ＦＣＩ（ペデスタル）」について，有効性評価を行った。
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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

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。

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，燃料及び電源については，7日間以上の供給が可能である。
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。

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

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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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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（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

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 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

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（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

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，かつ，溶融炉心の落下後は，常設低圧代替注水系ポンプを 柏崎の記載を踏まえて修正用いた格納容器下部注水系（常設）及び代替循環冷却系によって溶融炉心を冷却す
ることにより，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とともに格納容器の破損を防止する。
また，溶融炉心の落下後は，溶融炉心を冷却するとともに，代替格納容器スプレ 柏崎の記載を踏まえて修正
イ冷却系（常設）による格納容器冷却を実施する。長期的には，代替循環冷却系又は格納容器圧力逃がし装置によって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。
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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

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。
(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，かつ格納容器下ェル部）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
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し，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
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，原子炉格納容
水手段を整備する。
器下部にコリウムシールドを設置する。
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）
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
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
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」
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 図及び第 3.2－2 図で 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ある。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 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)に示す g.から j.である。
納容器雰囲気直接加熱」に示す第 3.2－1 表である。
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
し，ＴＱＵＶに属する事故シーケンスのうち，時間余裕の厳しさの観点から，事象 柏崎では逃がし安全弁再閉失敗シー
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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（＋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）

備考進展が早い過渡事象を起因とする，「過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却 ケンスを選定しない理由を記載して失敗＋損傷炉心冷却失敗＋デブリ冷却失敗（ペデスタル）」である。
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）「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（詳細はの 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 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
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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
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

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，
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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

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 の可燃性ガス及び燃性ガスは発生しない。
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（添付資料 3.5.1，3.5.2，3.5.3）
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※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
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

それに伴う可燃性ガスの発生も生じない。

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)，ＭＣＣ
Ｉ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
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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

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「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。

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「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。

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。
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。

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。

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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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，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

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
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を起点として常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替 東海第二では，通常運転中からペデス
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 タルに 1m 水位を形成しており，原子後）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 炉圧力容器破損を起点として格納容
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融炉 器冷却及びペデスタル注水を実施
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7／27

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）
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機
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。

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，

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
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。

備考

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

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
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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。
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

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

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
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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
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。

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，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

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は，種々の不均一な堆積形状を考慮しても，拡がり る。
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。拡がりが抑制されない均一堆積形状の場合，溶融炉心落下時点における溶融炉心とコリウムシールドの接触面温度はコリウムシールドの侵食開始温度を下回っており，また，
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）注水によって溶融炉心は継続的に冷却されることから，溶融炉心の拡がりが抑制されると想定した場合においても，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 柏崎の記載を踏まえ修正
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，コリウ 東海第二では，コリウムシールドの設
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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，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。

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

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 置及びペデスタル注水によりコンク
支持機能を維持できる。
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。

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）

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）(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
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。
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
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
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項目に関する影響評価の結果を以下に示す。
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。
(a) 運転員等操作時間に与える影響(a) 運転員等操作時間に与える影響
初期条件の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
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，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11／27

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）
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機
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，原子炉圧力容器の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

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
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，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
ルドの設置に起因する記載の相違

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12／27

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）
柏崎刈羽原子力発電所６／７号機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。

(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

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

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 東海第二では，通常運転中からペデス器冷却操作（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 タルに 1m 水位を形成しており，原子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 炉圧力容器破損を起点として格納容実施すること）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 器冷却及びペデスタル注水を実施
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 ＭＣＣＩ対策としてのコリウムシー部）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 ルドの設置に起因する記載の相違
影響はなく，運転員等操作時間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 東海第二では，溶融炉心中に少量含ま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 れる酸化鉄成分によるコリウムシー
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 ルドへの侵食影響について記載（詳細ると，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 は添付資料 3.5.1）
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）(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 侵食の不均一性等：エントレインメン
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 ト係数などの，ＭＡＡＰコード資料
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 添付３において感度解析にて影響を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 確認している項目を含むの結果，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 東海第二では，コリウムシールドの設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 置及びペデスタル注水によりコンクリートの侵食は生じない。
作用による可燃性ガスは発生しない。
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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柏崎刈羽原子力発電所６／７号機
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。

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

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 ＭＣＣＩ対策としてのコリウムシー
ついては，機器条件にて考慮している。
ルドの設置に起因する記載の相違
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
柏崎ではサンプへのデブリ流入防止
くなる。
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

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号機
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。

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

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 柏崎では崩壊熱のみをＬＯＣＡ事象
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， 相当に変更しコンクリート侵食量等
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」 を評価しているが，東海第二では起因として，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 事象をＬＯＣＡとした感度解析で影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 響を確認している。
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 東海第二では，コリウムシールドの設
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 置及びペデスタル注水によりコンクリートの侵食は生じない。
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。
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。

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

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
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）15／27

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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

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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 東海第二では，通常運転中からペデス系（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 タルに 1m 水位を形成しており，原子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 炉圧力容器破損を起点として格納容設定している。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 器冷却及びペデスタル注水を実施
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）
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 原子炉圧力容器温度（下鏡部）が 300℃
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 に到達したこと等：原子炉水位の低下
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 （喪失），制御棒位置の指示値の喪失
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 数増加を含む（添付資料 3.2.2）
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）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 東海第二では，原子炉圧力容器破損を
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。 起点として格納容器冷却及びペデス
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 タル注水を実施
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 原子炉圧力容器温度（下鏡部）が 300℃
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 に到達したこと等：原子炉水位の低下
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 （喪失），制御棒位置の指示値の喪失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 数増加を含む（添付資料 3.2.2）
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
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 東海第二では，通常運転中からペデス
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） タルに 1m 水位を形成しており，原子16／27

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柏崎刈羽原子力発電所６／７号機
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。
(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。

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 炉圧力容器破損を起点として格納容
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 器冷却及びペデスタル注水を実施て，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(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 食や物性値の不確かさを考慮した感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 度解析により影響評価を実施。
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。
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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）

東海第二発電所備考第 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）(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。

(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
3.5.4 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
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「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。
7.2.5.5 結論
3.5.5 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「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
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 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，常用炉心冷却系等の安全機能の喪失が重畳する。
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
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・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
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。
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）注水手段を整備している。
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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）

東海第二発電所備

考

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）」について，有効性評価を行った。
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。

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。
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
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
果，操作が遅れた場合でも一定の余裕がある。
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，運転員及び緊急時対策要員にて確保可能である。
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
また，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
な水源，燃料及び電源については，7日間以上の供給が可能である。
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
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 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 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）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。 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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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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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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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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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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