資料1-2
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柏崎刈羽原子力発電所6号及び7号炉審査資料
資料番号
KK67-0036 改01
提出年月日
平成26年12月9日

柏崎刈羽原子力発電所 6号及び7号炉重大事故等対策の有効性評価について（補足説明資料）

平成26年12月
東京電力株式会社

目 次
1. 設備概要
1.1 常設代替電源設備
1.2 代替原子炉補機冷却系
1.3 低圧代替注水系（常設）
1.4 ｐＨ制御設備
2. 可搬型設備保管場所及びアクセスルートについて
3. 現場操作機器配置図（建屋内）
4. 重大事故対策の成立性
5. 重要事故シーケンス等の選定
6. 最長許容炉心露出時間及び水位不明判断曲線
7. 原子炉水位及びインターロックの概要
8. 有効性評価における LOCA 時の破損位置及び口径設定の考え方について
9. 原子炉の減圧操作について
10. 他号機との同時被災時における必要な要員及び資源について
11. 運転操作手順書における重大事故対応について
12. 重要事故シーケンスの起因とする過渡事象の選定について
13. 原子炉停止機能喪失時の運転点について
14. 原子炉停止機能喪失時の運転員の事故対応について
15. 格納容器スプレイ時の下部ドライウェル水位上昇の影響について

11. 設備概要

1.1 常設代替電源設備

ガスタービン発電機
ガスタービン
台数

使用燃料

3（うち2台は予備）
軽油

発電機
台

数

3（うち2台は予備）

種類

横軸回転界磁3相同期発電機

容量約4,500kVA／台

力

率

0.8

電

圧

6.9kV

周 波 数

50Hz

※ 6 号及び 7 号炉共用2※

系統図（6 号）
緊急用Ｍ／Ｃ

ガスタービン発電機車

Ｍ／Ｃ ６ＣＭ／Ｃ ６Ｄ

3

残
留
熱
除
去
系
ポ
ン
プ

（
）

Ａ

Ｐ／Ｃ ６Ｃ－１【凡例】
ＭＣＣ
６Ｃ－１－２

Ｃ

）

Ａ

中
央
制
御
室
排
風
機

）

Ａ

中
央
制
御
室
再
循
環
送
風
機

（
）

Ａ
Ｍ
用
直
流
１
２
５
Ｖ
充
電
器
盤

（

復
水
移
送
ポ
ン
プ

（

復
水
移
送
ポ
ン
プ

）

）

Ａ

ＭＣＣ
６Ｃ－１－５：遮断器：配線用遮断器

（

（

中
央
制
御
室
送
風
機

ＭＣＣ
６Ｃ－１－4ＭＣＣ
６Ｃ－１－８ＭＣＣ
６Ｃ－１－７

Ａ

直
流
１
２
５
Ｖ
充
電
器
盤
６
Ａ

直
流
１
２
５
Ｖ
充
電
器
盤
６
Ａ
|
２

交
流
１
２
０
Ｖ
中
央
制
御
室
計
測
用
分
電
盤
６
Ａ

：変圧器

系統図（7 号）
緊急用Ｍ／Ｃ

ガスタービン発電機車

Ｍ／Ｃ ７ＣＭ／Ｃ ７Ｄ

4

残
留
熱
除
去
系
ポ
ン
プ

（
）

Ａ

Ｃ

）

Ａ

ＭＣＣ
７Ｃ－１－６ＭＣＣ
７Ｃ－１－４

中
央
制
御
室
排
風
機

）

Ａ

中
央
制
御
室
再
循
環
送
風
機

（
）

Ａ
Ｍ
用
直
流
１
２
５
Ｖ
充
電
器
盤

（

復
水
移
送
ポ
ン
プ

（

復
水
移
送
ポ
ン
プ

）

）

Ａ

ＭＣＣ
７Ｃ－１－１

（

（

中
央
制
御
室
送
風
機

Ｐ／Ｃ ７Ｄ－１

Ｐ／Ｃ ７Ｃ－１

Ａ

直
流
１
２
５
Ｖ
充
電
器
盤
７
Ａ
|
２

ＭＣＣ
７Ｃ－１－７

直
流
１
２
５
Ｖ
充
電
器
盤
７
Ａ

ＭＣＣ
７Ｄ－１－７

交
流
１
２
０
Ｖ
中
央
制
御
室
計
測
用
主
母
線
盤
７
Ｂ

【凡例】
：遮断器
：配線用遮断器：変圧器

1.2 代替原子炉補機冷却系（1）

熱交換器ユニット台

数

伝 熱 容 量1
約 23MW／台（海水温度 30℃において）（2）

代替原子炉補機冷却海水ポンプ
台

数

2

容

量

約 420ｍ3／ｈ／台

揚

程

約 35ｍ

5

代替原子炉補機冷却系系統概要図
原子炉補機冷却系 区分Ⅰ
系残
熱留
交熱
換除
器去

屋内

屋外

MO

残留熱除去系機器

6

熱交換器
ユニット
設置場所
中間ループ
熱 交 換 器ユ ニ ッ ト循環ポンプ

熱 交 換 器
代替原子炉補機
冷却海水ポンプ

淡水
海水1.3 低圧代替注水系（常設）
低圧代替注水系（常設）系統概要図

サプレッション・チェンバ
原子炉圧力容器へ
スプレイへ

MO

復水貯蔵槽

ドライウェル
スプレイへMO

使用済燃料プールへ

MO

MO

MO

MO

ＲＨＲポンプより格納容器下部へ

7

MO
復水移送ポンプ

MO

Ａ

MO
MO
使用済燃料プール
スキマサージタンクへ

Ｂ
ＥＣＣＳ吸込ラインへ

MOＣ「常／非常用連絡管止め弁」
復水移送ポンプを代替注水系として使用する際に、復水貯蔵槽の水を有効に使うため「全開」
する。

「Ｔ／Ｂ負荷遮断弁」
復水移送ポンプを代替注水系として使用する際に、タービン系への廻り込みを防止するため「全閉」する。

タービン系へ通常補給水系へ

1.4 pH 制御設備
具体的な設備構成については，現在も検討を続けているところであるが，下記に示すとおり，復水補給水系統に薬液を混入し，既設の配管を経由してドライウェルスプレイライン及びサプレッション・チェンバスプレイラインから原子炉格納容器内にアルカリ薬液を注入し，サプレッション・プール水のアルカリ性を維持する方法を検討している。
pH 制御設備 系統概略図

原子炉格納容器

スプレイラインアルカリ薬液タンク

原子炉圧力容器

8

薬液
タンク

隔離弁

洗浄水供給配管ｐＨ制御設備

復水貯蔵槽

復水移送ポンプ2. 可搬型設備保管場所及びアクセスルートについて

9
図 2-1

可搬型設備保管場所及びアクセスルート

3. 現場操作機器配置図（建屋内）

図 3-1

現場操作機器配置図「高圧・低圧注水機能喪失」1/2

図 3-2

現場操作機器配置図「高圧・低圧注水機能喪失」2/2

10

図 3-3

現場操作機器配置図「高圧注水・減圧機能喪失」1/2

図 3-4

現場操作機器配置図「高圧注水・減圧機能喪失」2/2

11

12
図 3-5

現場操作機器配置図「全交流動力電源喪失」1/2

13
図 3-6

現場操作機器配置図「全交流動力電源喪失」2/2

14
図 3-7

現場操作機器配置図「崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）」1/2

15
図 3-8

現場操作機器配置図「崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）」2/2

16
図 3-9

現場操作機器配置図「崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）」1/2

17
図 3-10

現場操作機器配置図「崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合）
」2/2

18
図 3-11

現場操作機器配置図「LOCA 時注水機能喪失」1/2

19
図 3-12

現場操作機器配置図「LOCA 時注水機能喪失」2/2

20
図 3-13

現場操作機器配置図「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」1/2

21
図 3-14

現場操作機器配置図「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」2/2

22
図 3-15

現場操作機器配置図「原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用」1/2

23
図 3-16

現場操作機器配置図「原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用」2/2

24
図 3-17

現場操作機器配置図「水素燃焼」1/2

25
図 3-18

現場操作機器配置図「水素燃焼」2/2

26
図 3-19

現場操作機器配置図「溶融炉心・コンクリート相互作用」1/2

27
図 3-20

現場操作機器配置図「溶融炉心・コンクリート相互作用」2/2

4. 重大事故対策の成立性
表 4-1

作業項目

操作項目
操作の内容

各操作成立性確認一覧表（高圧・低圧注水機能喪失）（1／2）
作業環境

有効性評価で想定
する時間

移動経路

操作性

連絡手段

バッテリー内蔵型ＬＥＤ照明を作業エリアに配備しており，建屋内常用照明消灯
事象開始
通常原子炉運転中と同程 炉心損傷しないため、高線量と 時における作業性を確保し
１０分～３０分後
度なることはないている。
合計２０分
また，ヘッドライト・懐中
電灯をバックアップとして携帯している。

バッテリー内蔵型ＬＥＤ照明をアクセスルート上に配備しており近接可能である。
また，ヘッドライト・懐中
電灯をバックアップとして携帯している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。

操作対象弁は通路付近にあり，操作性に支障はない。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。

携帯型音声呼出電話（ブレスト）により，中操に
連絡する。

－

車両の作業用照明・ヘッド
ライト・懐中電灯・ＬＥＤ
炉心損傷しないため、高線量と多機能ライトにより，夜間なることはないにおける作業性を確保している。

車両のヘッドライトの他，
ヘッドライト・懐中電灯・ＬＥＤ多機能ライトを携帯しており、夜間においても接近可能である。
また、アクセスルート上に支障となる設備はない。

作業エリア周辺には，支障となる設備はなく，十分な作業スペースを確保している。

トランシーバ，または移動無線により，本部に適宜連絡する。

－

車両の作業用照明・ヘッド
ライト・懐中電灯・ＬＥＤ
炉心損傷しないため、高線量と多機能ライトにより，夜間なることはないにおける作業性を確保している。

車両のヘッドライトの他，
ヘッドライト・懐中電灯・ＬＥＤ多機能ライトを携帯しており、夜間においても接近可能である。
また、アクセスルート上に支障となる設備はない。

作業エリア周辺には，支障となる設備はなく，十分な作業スペースを確保している。

トランシーバ，または移動無線により，本部に適宜連絡する。

－

車両の作業用照明・ヘッド
炉心損傷しないため、高線量とライト・懐中電灯・ＬＥＤなることはない
多機能ライトにより，夜間（ベント時には必要に応じて一における作業性を確保して時待避する）いる。

車両のヘッドライトの他，
ヘッドライト・懐中電灯・ＬＥＤ多機能ライトを携帯しており、夜間においても接近可能である。
また、アクセスルート上に支障となる設備はない。

消防車からのホースの接続は，汎用の結合金具（オス・メス）であり，容易に操作可能である。
作業エリア周辺には，支障となる設備はなく，十分な作業スペースを確保している。

トランシーバ，または移動無線により，本部及び当直に適宜連絡する。

－

炉心損傷しないため、高線量と ヘッドライト・懐中電灯・なることはない
ＬＥＤ多機能ライトによ（ベント時には必要に応じて一 り，夜間における作業性を時待避する）
確保している。

ヘッドライト・懐中電灯・ＬＥＤ多機能ライトを携帯しており、夜間においても接近可能である。
また、アクセスルート上に支障となる設備はない。

使用するホースの接続部
は，レバーロックカプラ
式（オス・メス）になっており，容易に接続可能である。

トランシーバ，または移動無線により，本部に適宜連絡する。

温度・湿度

低圧代替注水系（常設） 準備操作
原子炉・低圧代替注水系 現場ライン
注水
アップ※ＣＳＰ吸込ライン切替

格納容器ベント準備操作
・ＦＶスクラバタンク水位調整準備（排水ライン水張り）

事象開始
１７～１８時間後
合計６０分

放射線環境

照明

28

格納容器
ベント
格納容器ベント操作
・ＦＶスクラバタンク水位調整

消防車による防火水槽からＣＳＰへの補給・消防車によるＣＳＰへの注水準備
・消防車によるＣＳＰへの補給

事象開始
１８時間後～
適宜実施

注水準備：事象開始
１１～１２時間後
合計６０分
補給：事象開始
１２時間後～
適宜実施

水源確保

貯水池から大湊側防火水槽への補給
・貯水池～防火水槽への系統構成，
ホース水張り・貯水池から防火水槽への補給

注水準備：事象開始
１０時間３０分～１
２時間後
合計９０分
補給：事象開始
１２時間後～
適宜実施

表 4-1
作業項目

操作項目
操作の内容

各操作成立性確認一覧表（高圧・低圧注水機能喪失）（2／2）
作業環境

有効性評価で想定
する時間
温度・湿度

燃料供給準備・軽油タンクからタンクローリー
への補給

事象開始
１０時間３０分～
１２時間後
合計９０分

放射線環境

移動経路

操作性

連絡手段

軽油タンク予備ノズルへのタンクローリー補給用
仮設フランジ取り付け
は、一般的なフランジ取り付け作業であり，実施可能である。
作業エリア周辺には，支障となる設備はなく，十分な作業スペースを確保している。

トランシーバ，または移動無線により，本部に適宜連絡する。

給油ホース及び給油ノズ
ルにより，容易に給油可能である。
可搬設備の展開後も給油のための十分な作業ス
ペースを確保している。

トランシーバ，または移動無線により，本部に適宜連絡する。

照明－

車両の作業用照明・ヘッド
ライト・懐中電灯・ＬＥＤ
炉心損傷しないため、高線量と多機能ライトにより，夜間なることはないにおける作業性を確保している。

車両のヘッドライトの他，
ヘッドライト・懐中電灯・ＬＥＤ多機能ライトを携帯しており、夜間においても接近可能である。
また、アクセスルート上に支障となる設備はない。

－

車両の作業用照明・ヘッド
炉心損傷しないため、高線量とライト・懐中電灯・ＬＥＤなることはない
多機能ライトにより，夜間（ベント時には必要に応じて一における作業性を確保して時待避する）いる。

車両のヘッドライトの他，
ヘッドライト・懐中電灯・ＬＥＤ多機能ライトを携帯しており、夜間においても接近可能である。
また、アクセスルート上に支障となる設備はない。

燃料補給

燃料給油作業
・消防車への給油

事象開始
１２時間後～
適宜実施

29

表 4-2
作業項目

操作項目
操作の内容

各操作成立性確認一覧表（高圧注水・減圧機能喪失）
作業環境

有効性評価で想定
する時間

移動経路

操作性

連絡手段

バッテリー内蔵型ＬＥＤバッテリー内蔵型ＬＥＤ照
照明をアクセスルート上明を作業エリアに配備してに配備しており近接可能
おり，建屋内常用照明消灯である。
通常原子炉運転中と同程 炉心損傷しないため、高線量と 時における作業性を確保しまた，ヘッドライト・懐ている。
度なることはない
中電灯をバックアップとまた，ヘッドライト・懐中
して携帯している。
電灯をバックアップとしてアクセスルート上に支障携帯している。
となる設備はない。

操作対象弁は通路付近にあり，操作性に支障はない。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。

携帯型音声呼出電話（ブレスト）により，中操に連絡する。

バッテリー内蔵型ＬＥＤバッテリー内蔵型ＬＥＤ照
照明をアクセスルート上明を作業エリアに配備してに配備しており近接可能
おり，建屋内常用照明消灯
事象開始
である。
１２～１３時間３０分 通常原子炉運転中と同程 炉心損傷しないため、高線量と 時における作業性を確保しまた，ヘッドライト・懐ている。
度なることはない
後
中電灯をバックアップとまた，ヘッドライト・懐中
合計９０分
して携帯している。
電灯をバックアップとしてアクセスルート上に支障携帯している。
となる設備はない。

操作対象弁は通路付近にあり，操作性に支障はない。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。

携帯型音声呼出電話（ブレスト）により，中操に
連絡する。

温度・湿度

残留熱除去系 停止時冷却モード
準備・停止時冷却モード 現場ライン
アップ

事象開始
１０時間３０分～
１２時間後
合計９０分

放射線環境

照明

最終ヒー
トシンク
の確保

低圧注水系から停止時冷却モード
切替
・停止時冷却モード 現場ラインアップ30

表 4-3
操作項目
操作の内容

作業項目

各操作成立性確認一覧表（全交流動力電源喪失）（1/3）
作業環境

有効性評価で想定
する時間

移動経路
温度・湿度

放射線環境

操作性

連絡手段

照明

常設代替交流電源設備 準備操作
・ＧＴＧ、緊急用Ｍ／Ｃ健全性確認
・ＧＴＧ、緊急用Ｍ／Ｃ給電準備
・ＧＴＧ起動、緊急用Ｍ／Ｃ遮断器
投入
常設代替交流電源設備 運転

事象開始
１５～１６時間後
２３時間４０分～
２４時間後
合計８０分

－

－
・ＧＴＧ

運転状態監視常設代替交流電源設備 準備操作
・受電前準備（現場）
常設代替交流電源設備からの受電操
作・Ｍ／Ｃ 受電
電源確保 ・ＭＣＣ 受電

31

常設直流電源切替操作
・蓄電池切替準備
・蓄電池切替操作（Ａ→Ａ－２）

常設代替直流電源切替操作
・蓄電池切替準備
・蓄電池切替操作（Ａ－２→ＡＭ用）

低圧代替注水系（常設）

準備操作

原子炉
・低圧代替注水系 現場ライン
注水
アップ※ＣＳＰ吸込ライン切替

事象開始
１０～６０分後
合計５０分

車両のヘッドライトの他，
ヘッドライト・懐中電灯を携
ヘッドライト・懐中電灯に帯しており、夜間においてもより，夜間における作業性
接近可能である。
を確保している。
また、アクセスルート上に支障となる設備はない。
炉心損傷しないため、高線量となることはない
炉心損傷しないため、高線量となることはない

現場操作パネルでの簡易なボ トランシーバもしくは衛タン操作であり，操作性に支 星携帯電話により，本部に連絡する。
障はない。

通常原子炉運転中と同程 炉心損傷しないため、高線量と バッテリー内蔵型ＬＥＤ照 バッテリー内蔵型ＬＥＤ照明
度なることはない
明を作業エリアに配備して をアクセスルート上に配備しおり，建屋内常用照明消灯 ており近接可能である。
時における作業性を確保し また，ヘッドライト・懐中電灯をバックアップとして携帯ている。
また，ヘッドライト・懐中 している。
通常原子炉運転中と同程 炉心損傷しないため、高線量と電灯をバックアップとして アクセスルート上に支障とな度なることはない
る設備はない。
携帯している。

通常運転時に行うしゃ断器操 携帯型音声呼出電話（ブ作と同じであり，操作性に支 レスト）により，中操に
連絡する。
障はない。

事象開始
７時３０分～
８時１０分後
合計４０分

バッテリー内蔵型ＬＥＤ照 バッテリー内蔵型ＬＥＤ照明
明を作業エリアに配備して をアクセスルート上に配備しおり，建屋内常用照明消灯 ており近接可能である。
通常原子炉運転中と同程 炉心損傷しないため、高線量と 時における作業性を確保し また，ヘッドライト・懐中電灯をバックアップとして携帯ている。
度なることはない
また，ヘッドライト・懐中 している。
電灯をバックアップとして アクセスルート上に支障となる設備はない。
携帯している。

通常運転時に行うしゃ断器操 携帯型音声呼出電話（ブ作と同じであり，操作性に支 レスト）により，中操に
連絡する。
障はない。

事象開始
１９時３０分～２０時１０分後
合計４０分

バッテリー内蔵型ＬＥＤ照 バッテリー内蔵型ＬＥＤ照明
明を作業エリアに配備して をアクセスルート上に配備しおり，建屋内常用照明消灯 ており近接可能である。
通常原子炉運転中と同程 炉心損傷しないため、高線量と 時における作業性を確保し また，ヘッドライト・懐中電灯をバックアップとして携帯ている。
度なることはない
また，ヘッドライト・懐中 している。
電灯をバックアップとして アクセスルート上に支障となる設備はない。
携帯している。

通常運転時に行うしゃ断器操 携帯型音声呼出電話（ブ作と同じであり，操作性に支 レスト）により，中操に
連絡する。
障はない。

バッテリー内蔵型ＬＥＤ照 バッテリー内蔵型ＬＥＤ照明
明を作業エリアに配備して をアクセスルート上に配備しおり，建屋内常用照明消灯 ており近接可能である。
事象開始
約２３時４０分～ 通常原子炉運転中と同程 炉心損傷しないため、高線量と 時における作業性を確保し また，ヘッドライト・懐中電灯をバックアップとして携帯ている。
度なることはない
約２４時００分後
また，ヘッドライト・懐中 している。
合計２０分
電灯をバックアップとして アクセスルート上に支障となる設備はない。
携帯している。

操作対象弁は通路付近にあ携帯型音声呼出電話（ブり，操作性に支障はない。
操作対象弁には，暗闇でも識 レスト）により，中操に別し易いように反射テープを 連絡する。
施している。

事象開始
２４時間後～
合計１０分

表 4-3

作業項目

操作項目
操作の内容

各操作成立性確認の一覧表（全交流動力電源喪失）
（2/3）
作業環境

有効性評価で想定
する時間

移動経路

操作性

連絡手段

バッテリー内蔵型ＬＥＤ照 バッテリー内蔵型ＬＥＤ照明
明を作業エリアに配備して をアクセスルート上に配備しおり，建屋内常用照明消灯 ており近接可能である。
事象開始
通常原子炉運転中と同程 炉心損傷しないため、高線量と 時における作業性を確保し また，ヘッドライト・懐中電
１５～１６時間後灯をバックアップとして携帯ている。
度なることはない
合計６０分
また，ヘッドライト・懐中 している。
電灯をバックアップとして アクセスルート上に支障となる設備はない。
携帯している。

操作対象弁は通路付近にあり，操作性に支障はない。

携帯型音声呼出電話（ブレスト）により，中操に連絡する。

バッテリー内蔵型ＬＥＤ照 バッテリー内蔵型ＬＥＤ照明
明を作業エリアに配備して をアクセスルート上に配備しおり，建屋内常用照明消灯 ており近接可能である。
事象開始後
通常原子炉運転中と同程 炉心損傷しないため、高線量と 時における作業性を確保し また，ヘッドライト・懐中電
１６～１７時間後灯をバックアップとして携帯ている。
度なることはない
合計６０分
また，ヘッドライト・懐中 している。
電灯をバックアップとして アクセスルート上に支障となる設備はない。
携帯している。

操作対象弁は通路付近にあり，操作性に支障はない。

携帯型音声呼出電話（ブレスト）により，中操に連絡する。

バッテリー内蔵型ＬＥＤ照 バッテリー内蔵型ＬＥＤ照明
明を作業エリアに配備して をアクセスルート上に配備しおり，建屋内常用照明消灯 ており近接可能である。
事象開始
２４～２４時３０分 通常原子炉運転中と同程 炉心損傷しないため、高線量と 時における作業性を確保し また，ヘッドライト・懐中電灯をバックアップとして携帯ている。
後
度なることはない
また，ヘッドライト・懐中 している。
合計３０分
電灯をバックアップとして アクセスルート上に支障となる設備はない。
携帯している。

操作対象弁は通路付近にあり，操作性に支障はない。

携帯型音声呼出電話（ブレスト）により，中操に
連絡する。

温度・湿度

格納容器ベント準備操作
・ベント準備

格納容器ベント操作
・フィルタベント操作

格納容器
ベント 格納容器ベント停止操作

32

・フィルタベント停止操作

格納容器ベント準備操作
・ＦＶスクラバタンク水位調整準備（排水ライン水張り）

格納容器ベント操作
・ＦＶスクラバタンク水位調整

事象開始
１５～１６時間後
合計６０分

事象開始
１６～２４時間後
適宜実施

放射線環境

照明

－

車両のヘッドライトの他，車両の作業用照明・ヘッド ヘッドライト・懐中電灯・Ｌ
ライト・懐中電灯・ＬＥＤ ＥＤ多機能ライトを携帯して炉心損傷しないため、高線量と多機能ライトにより，夜間 おり、夜間においても接近可なることはないにおける作業性を確保して 能である。
また、アクセスルート上に支いる。
障となる設備はない。

作業エリア周辺には，支障と トランシーバ，または移なる設備はなく，十分な作業 動無線により，本部に適スペースを確保している。
宜連絡する。

－

車両のヘッドライトの他，車両の作業用照明・ヘッド ヘッドライト・懐中電灯・Ｌ
ライト・懐中電灯・ＬＥＤ ＥＤ多機能ライトを携帯して炉心損傷しないため、高線量と多機能ライトにより，夜間 おり、夜間においても接近可なることはないにおける作業性を確保して 能である。
また、アクセスルート上に支いる。
障となる設備はない。

作業エリア周辺には，支障と トランシーバ，または移なる設備はなく，十分な作業 動無線により，本部に適スペースを確保している。
宜連絡する。

表 4-3
作業項目

操作項目
操作の内容

各操作成立性確認の一覧表（全交流動力電源喪失）
（3/3）
作業環境

有効性評価で想定
する時間

移動経路
温度・湿度

代替原子炉補機冷却系 準備操作
・代替原子炉補機冷却系 現場ラインアップ最終ヒー
トシンクの確保 代替原子炉補機冷却系 準備操作
・資機材配置及びホース布設、
起動及び系統水張り
代替原子炉補機冷却系 運転
・代替原子炉補機冷却系 運転状態
監視

消防車による防火水槽からＣＳＰへの補給33

・消防車によるＣＳＰへの注水準備
・消防車によるＣＳＰへの補給

事象開始
９時３０分～
１４時３０分後合計３００分

－事象開始
約１０～２４時間後
合計６６０分（一時待避中の時間
を除く）

－

事象開始
約２４時間後～
適宜実施－

注水準備：事象開始
１１～１２時間後
合計６０分
補給：事象開始
１２時間後～
適宜実施

放射線環境

操作性

連絡手段

操作対象弁は通路付近にあり，操作性に支障はない。

携帯型音声呼出電話（ブレスト）により，中操に
連絡する。

照明

バッテリー内蔵型ＬＥＤ照 バッテリー内蔵型ＬＥＤ照明
明を作業エリアに配備して をアクセスルート上に配備しおり，建屋内常用照明消灯 ており近接可能である。
炉心損傷しないため、高線量と 時における作業性を確保し また，ヘッドライト・懐中電灯をバックアップとして携帯ている。
なることはない
また，ヘッドライト・懐中 している。
電灯をバックアップとして アクセスルート上に支障となる設備はない。
携帯している。

車両のヘッドライトの他，
炉心損傷しないため、高線量とバッテリー内蔵型ＬＥＤ照なることはない
バッテリー内蔵型ＬＥＤ照明・ヘッドライトを携帯して明・ヘッドライトにより，おり，夜間においても接近可
夜間における作業性を確保
能である。
している。
アクセスルート上に支障とな
炉心損傷しないため、高線量とる設備はない。
なることはない

各種ホースの接続は，汎用の結合金具（オス・メス）であ
トランシーバ，または移り，容易に操作可能である。
動無線により，本部及び作業エリア周辺には，支障と当直に適宜連絡する。
なる設備はなく，十分な作業
スペースを確保している。

－

車両のヘッドライトの他，車両の作業用照明・ヘッド ヘッドライト・懐中電灯・Ｌ
炉心損傷しないため、高線量とライト・懐中電灯・ＬＥＤ ＥＤ多機能ライトを携帯してなることはない
多機能ライトにより，夜間 おり、夜間においても接近可（ベント時には必要に応じて一における作業性を確保して 能である。
時待避する）
また、アクセスルート上に支いる。
障となる設備はない。

消防車からのホースの接続は，汎用の結合金具（オス・メス）であり，容易に操作可 トランシーバ，または移動無線により，本部及び能である。
作業エリア周辺には，支障と 当直に適宜連絡する。
なる設備はなく，十分な作業
スペースを確保している。

－

ヘッドライト・懐中電灯・Ｌ
炉心損傷しないため、高線量と ヘッドライト・懐中電灯・ ＥＤ多機能ライトを携帯してＬＥＤ多機能ライトによ おり、夜間においても接近可なることはない（ベント時には必要に応じて一 り，夜間における作業性を 能である。
また、アクセスルート上に支確保している。
時待避する）
障となる設備はない。

使用するホースの接続部は，
トランシーバ，または移
レバーロックカプラ式（オ
動無線により，本部に適ス・メス）になっており，容宜連絡する。
易に接続可能である。

－

車両のヘッドライトの他，車両の作業用照明・ヘッド ヘッドライト・懐中電灯・Ｌ
ライト・懐中電灯・ＬＥＤ ＥＤ多機能ライトを携帯して炉心損傷しないため、高線量と多機能ライトにより，夜間 おり、夜間においても接近可なることはないにおける作業性を確保して 能である。
また、アクセスルート上に支いる。
障となる設備はない。

水源確保
貯水池から大湊側防火水槽への補給
・貯水池～防火水槽への系統構成，
ホース水張り・貯水池から防火水槽への補給

燃料供給準備・軽油タンクからタンクローリー
への補給

注水準備：事象開始
１０時間３０分～
１２時間後
合計９０分
補給：事象開始
１２時間後～
適宜実施

事象開始
１０時間３０分～
１２時間後
合計９０分

軽油タンク予備ノズルへのタ
ンクローリー補給用仮設フランジ取り付けは、一般的なフ
トランシーバ，または移ランジ取り付け作業であり，動無線により，本部に適実施可能である。
宜連絡する。
作業エリア周辺には，支障となる設備はなく，十分な作業
スペースを確保している。

燃料補給

燃料給油作業
・消防車への給油・電源車への給油

事象開始
１２時間後～
適宜実施－

車両のヘッドライトの他，車両の作業用照明・ヘッド ヘッドライト・懐中電灯・Ｌ
炉心損傷しないため、高線量とライト・懐中電灯・ＬＥＤ ＥＤ多機能ライトを携帯してなることはない
多機能ライトにより，夜間 おり、夜間においても接近可（ベント時には必要に応じて一における作業性を確保して 能である。
時待避する）
また、アクセスルート上に支いる。
障となる設備はない。

給油ホース及び給油ノズルにより，容易に給油可能であ
トランシーバ，または移る。
動無線により，本部に適可搬設備の展開後も給油のた宜連絡する。
めの十分な作業スペースを確保している。

表 4-4
操作項目
操作の内容

作業項目

各操作成立性確認の一覧表（崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合））（1/2）
作業環境

有効性評価で想定
する時間

移動経路
温度・湿度

放射線環境

操作性

連絡手段

照明

常設代替交流電源設備 準備操作
・ＧＴＧ、緊急用Ｍ／Ｃ健全性確認
・ＧＴＧ、緊急用Ｍ／Ｃ給電準備
・ＧＴＧ起動、緊急用Ｍ／Ｃ遮断器
投入
常設代替交流電源設備 運転・ＧＴＧ

運転状態監視準備操作：事象開始
１０～６０分後
合計５０分
運転：事象開始
６０分後～
適宜実施

－

－

車両のヘッドライトの他，
ヘッドライト・懐中電灯を携
ヘッドライト・懐中電灯に帯しており、夜間においてもより，夜間における作業性
接近可能である。
を確保している。
また、アクセスルート上に支障となる設備はない。
炉心損傷しないため、高線量となることはない
炉心損傷しないため、高線量となることはない

現場操作パネルでの簡易なボ トランシーバもしくは衛タン操作であり，操作性に支 星携帯電話により，本部に連絡する。
障はない。

電源確保
常設代替交流電源設備 準備操作
・受電前準備（現場）
常設代替交流電源設備からの受電操
作・Ｍ／Ｃ 受電・ＭＣＣ 受電34

低圧代替注水系（常設）

準備操作

原子炉
・低圧代替注水系 現場ライン
注水
アップ※ＣＳＰ吸込ライン切替

事象開始
通常原子炉運転中と同程 炉心損傷しないため、高線量と バッテリー内蔵型ＬＥＤ照 バッテリー内蔵型ＬＥＤ照明
１０～６０分後
度なることはない
明を作業エリアに配備して をアクセスルート上に配備し合計５０分
おり，建屋内常用照明消灯 ており近接可能である。
時における作業性を確保し また，ヘッドライト・懐中電ている。
灯をバックアップとして携帯
事象開始
また，ヘッドライト・懐中 している。
１２０～１３０分 通常原子炉運転中と同程 炉心損傷しないため、高線量と電灯をバックアップとして アクセスルート上に支障とな度なることはない
後携帯している。
る設備はない。
合計１０分

通常運転時に行うしゃ断器操 携帯型音声呼出電話（ブ作と同じであり，操作性に支 レスト）により，中操に
連絡する。
障はない。

バッテリー内蔵型ＬＥＤ照 バッテリー内蔵型ＬＥＤ照明
明を作業エリアに配備して をアクセスルート上に配備しおり，建屋内常用照明消灯 ており近接可能である。
事象開始
通常原子炉運転中と同程 炉心損傷しないため、高線量と 時における作業性を確保し また，ヘッドライト・懐中電
１０～３０分後灯をバックアップとして携帯ている。
度なることはない
合計２０分
また，ヘッドライト・懐中 している。
電灯をバックアップとして アクセスルート上に支障となる設備はない。
携帯している。

操作対象弁は通路付近にあ携帯型音声呼出電話（ブり，操作性に支障はない。
操作対象弁には，暗闇でも識 レスト）により，中操に別し易いように反射テープを 連絡する。
施している。

表 4-4
作業項目

操作項目
操作の内容

各操作成立性確認の一覧表（崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合））（2/2）
作業環境

有効性評価で想定
する時間

移動経路
温度・湿度

代替原子炉補機冷却系 準備操作
・代替原子炉補機冷却系 現場ラインアップ最終ヒー
トシンクの確保 代替原子炉補機冷却系 準備操作
・資機材配置及びホース布設、
起動及び系統水張り
代替原子炉補機冷却系 運転
・代替原子炉補機冷却系 運転状態
監視

消防車による防火水槽からＣＳＰへの補給35

・消防車によるＣＳＰへの注水準備
・消防車によるＣＳＰへの補給

事象開始
９時間３０分～
１４時間３０分後
合計５時間

－

事象開始
１０～２０時間後
合計１０時間－

事象開始
２０時間後～
適宜実施－

注水準備：事象開始
１１～１２時間後
合計６０分
補給：事象開始
１２時間後～
適宜実施

放射線環境

操作性

連絡手段

操作対象弁は通路付近にあり，操作性に支障はない。

携帯型音声呼出電話（ブレスト）により，中操に
連絡する。

照明

バッテリー内蔵型ＬＥＤ照 バッテリー内蔵型ＬＥＤ照明
明を作業エリアに配備して をアクセスルート上に配備しおり，建屋内常用照明消灯 ており近接可能である。
炉心損傷しないため、高線量と 時における作業性を確保し また，ヘッドライト・懐中電灯をバックアップとして携帯ている。
なることはない
また，ヘッドライト・懐中 している。
電灯をバックアップとして アクセスルート上に支障となる設備はない。
携帯している。

車両のヘッドライトの他，
炉心損傷しないため、高線量とバッテリー内蔵型ＬＥＤ照なることはない
バッテリー内蔵型ＬＥＤ照明・ヘッドライトを携帯して明・ヘッドライトにより，おり，夜間においても接近可
夜間における作業性を確保
能である。
している。
アクセスルート上に支障とな
炉心損傷しないため、高線量とる設備はない。
なることはない

各種ホースの接続は，汎用の結合金具（オス・メス）であ
トランシーバ，または移り，容易に操作可能である。
動無線により，本部及び作業エリア周辺には，支障と当直に適宜連絡する。
なる設備はなく，十分な作業
スペースを確保している。

－

車両のヘッドライトの他，車両の作業用照明・ヘッド ヘッドライト・懐中電灯・Ｌ
炉心損傷しないため、高線量と ライト・懐中電灯・ＬＥＤ ＥＤ多機能ライトを携帯してなることはない
多機能ライトにより，夜間 おり、夜間においても接近可における作業性を確保して 能である。
また、アクセスルート上に支いる。
障となる設備はない。

消防車からのホースの接続は，汎用の結合金具（オス・メス）であり，容易に操作可 トランシーバ，または移動無線により，本部及び能である。
作業エリア周辺には，支障と 当直に適宜連絡する。
なる設備はなく，十分な作業
スペースを確保している。

－

ヘッドライト・懐中電灯・Ｌ
ヘッドライト・懐中電灯・ ＥＤ多機能ライトを携帯して炉心損傷しないため、高線量とＬＥＤ多機能ライトによ おり、夜間においても接近可なることはないり，夜間における作業性を 能である。
また、アクセスルート上に支確保している。
障となる設備はない。

使用するホースの接続部は，
トランシーバ，または移
レバーロックカプラ式（オ
動無線により，本部に適ス・メス）になっており，容宜連絡する。
易に接続可能である。

－

車両のヘッドライトの他，車両の作業用照明・ヘッド ヘッドライト・懐中電灯・Ｌ
ライト・懐中電灯・ＬＥＤ ＥＤ多機能ライトを携帯して炉心損傷しないため、高線量と多機能ライトにより，夜間 おり、夜間においても接近可なることはないにおける作業性を確保して 能である。
また、アクセスルート上に支いる。
障となる設備はない。

水源確保
貯水池から大湊側防火水槽への補給
・貯水池～防火水槽への系統構成，
ホース水張り・貯水池から防火水槽への補給

燃料供給準備・軽油タンクからタンクローリー
への補給

注水準備：事象開始
１０時間３０分～
１２時間後
合計９０分
補給：事象開始
１２時間後～
適宜実施

事象開始
１０時間３０分～
１２時間後
合計９０分

軽油タンク予備ノズルへのタ
ンクローリー補給用仮設フランジ取り付けは、一般的なフ
トランシーバ，または移ランジ取り付け作業であり，動無線により，本部に適実施可能である。
宜連絡する。
作業エリア周辺には，支障となる設備はなく，十分な作業
スペースを確保している。

燃料補給

燃料給油作業
・消防車への給油・電源車への給油

事象開始
１２時間後～
適宜実施－

車両のヘッドライトの他，車両の作業用照明・ヘッド ヘッドライト・懐中電灯・Ｌ
炉心損傷しないため、高線量と ライト・懐中電灯・ＬＥＤ ＥＤ多機能ライトを携帯してなることはない
多機能ライトにより，夜間 おり、夜間においても接近可における作業性を確保して 能である。
また、アクセスルート上に支いる。
障となる設備はない。

給油ホース及び給油ノズルにより，容易に給油可能であ
トランシーバ，または移る。
動無線により，本部に適可搬設備の展開後も給油のた宜連絡する。
めの十分な作業スペースを確保している。

表 4-5
作業項目

操作項目
操作の内容

各操作成立性確認の一覧表（崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））
（1/2）
作業環境

有効性評価で想定
する時間

移動経路
温度・湿度

代替格納容器スプレイ冷却系準備操
作
格納容器
スプレイ ・代替格納容器スプレイ冷却系
場ラインアップ※ＣＳＰ吸込ライン切替

現

格納容器ベント準備操作
・ＦＶスクラバタンク水位調整準備（排水ライン水張り）

放射線環境

操作性

連絡手段

照明

事象開始
１０時間４０分
～
１１時間後
合計２０分

バッテリー内蔵型ＬＥＤ照 バッテリー内蔵型ＬＥＤ照明
明を作業エリアに配備して をアクセスルート上に配備しおり，建屋内常用照明消灯 ており近接可能である。
通常原子炉運転中と同程 炉心損傷しないため、高線量と 時における作業性を確保し また，ヘッドライト・懐中電
度
なることはないている。
灯をバックアップとして携帯
また，ヘッドライト・懐中 している。
電灯をバックアップとして アクセスルート上に支障とな携帯している。
る設備はない。

操作対象弁は通路付近にあり，操作性に支障はない。
携帯型音声呼出電話（ブ操作対象弁には，暗闇でも識 レスト）により，中操に別し易いように反射テープを 連絡する。
施している。

事象開始
２２～２３時間後
合計１時間－

車両のヘッドライトの他，車両の作業用照明・ヘッド ヘッドライト・懐中電灯・Ｌ
ライト・懐中電灯・ＬＥＤ ＥＤ多機能ライトを携帯して炉心損傷しないため、高線量と多機能ライトにより，夜間 おり、夜間においても接近可なることはないにおける作業性を確保して 能である。
いる。
また、アクセスルート上に支障となる設備はない。

作業エリア周辺には，支障と トランシーバ，または移なる設備はなく，十分な作業 動無線により，本部に適スペースを確保している。
宜連絡する。

－

車両のヘッドライトの他，車両の作業用照明・ヘッド ヘッドライト・懐中電灯・Ｌ
ライト・懐中電灯・ＬＥＤ ＥＤ多機能ライトを携帯して炉心損傷しないため、高線量と多機能ライトにより，夜間 おり、夜間においても接近可なることはないにおける作業性を確保して 能である。
いる。
また、アクセスルート上に支障となる設備はない。

作業エリア周辺には，支障と トランシーバ，または移なる設備はなく，十分な作業 動無線により，本部に適スペースを確保している。
宜連絡する。

格納容器
ベント

格納容器ベント操作
・ＦＶスクラバタンク水位調整

事象開始
２３時間後～
適宜実施

36

表 4-5

作業項目

操作項目
操作の内容

各操作成立性確認の一覧表（崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が故障した場合））
（2/2）
作業環境

有効性評価で想定
する時間

移動経路
温度・湿度

消防車による防火水槽からＣＳＰへの補給・消防車によるＣＳＰへの注水準備
・消防車によるＣＳＰへの補給

注水準備：事象開始
１１～１２時間後
合計６０分
補給：事象開始
１２時間後～
適宜実施

放射線環境

操作性

連絡手段

照明

－

車両のヘッドライトの他，車両の作業用照明・ヘッド ヘッドライト・懐中電灯・Ｌ
炉心損傷しないため、高線量とライト・懐中電灯・ＬＥＤ ＥＤ多機能ライトを携帯してなることはない
多機能ライトにより，夜間 おり、夜間においても接近可（ベント時には必要に応じて一における作業性を確保して 能である。
時待避する）いる。
また、アクセスルート上に支障となる設備はない。

消防車からのホースの接続は，汎用の結合金具（オス・メス）であり，容易に操作可 トランシーバ，または移能である。
動無線により，本部及び作業エリア周辺には，支障と 当直に適宜連絡する。
なる設備はなく，十分な作業
スペースを確保している。

－

ヘッドライト・懐中電灯・Ｌ
炉心損傷しないため、高線量と ヘッドライト・懐中電灯・ ＥＤ多機能ライトを携帯してなることはない
ＬＥＤ多機能ライトによ おり、夜間においても接近可（ベント時には必要に応じて一 り，夜間における作業性を 能である。
時待避する）
確保している。
また、アクセスルート上に支障となる設備はない。

使用するホースの接続部は，
トランシーバ，または移
レバーロックカプラ式（オ
動無線により，本部に適ス・メス）になっており，容宜連絡する。
易に接続可能である。

－

車両のヘッドライトの他，車両の作業用照明・ヘッド ヘッドライト・懐中電灯・Ｌ
ライト・懐中電灯・ＬＥＤ ＥＤ多機能ライトを携帯して炉心損傷しないため、高線量と多機能ライトにより，夜間 おり、夜間においても接近可なることはないにおける作業性を確保して 能である。
いる。
また、アクセスルート上に支障となる設備はない。

水源確保
貯水池から大湊側防火水槽への補給
・貯水池～防火水槽への系統構成，
ホース水張り・貯水池から防火水槽への補給

燃料供給準備37・軽油タンクからタンクローリー
への補給

注水準備：事象開始
１０時間３０分～
１２時間後
合計９０分
補給：事象開始
１２時間後～
適宜実施

事象開始
１０時間３０分～
１２時間後
合計９０分

軽油タンク予備ノズルへのタ
ンクローリー補給用仮設フランジ取り付けは、一般的なフ
トランシーバ，または移ランジ取り付け作業であり，動無線により，本部に適実施可能である。
宜連絡する。
作業エリア周辺には，支障となる設備はなく，十分な作業
スペースを確保している。

燃料補給

燃料給油作業
・消防車への給油

事象開始
１２時間後～
適宜実施－

車両のヘッドライトの他，車両の作業用照明・ヘッド ヘッドライト・懐中電灯・Ｌ
炉心損傷しないため、高線量とライト・懐中電灯・ＬＥＤ ＥＤ多機能ライトを携帯してなることはない
多機能ライトにより，夜間 おり、夜間においても接近可（ベント時には必要に応じて一における作業性を確保して 能である。
時待避する）いる。
また、アクセスルート上に支障となる設備はない。

給油ホース及び給油ノズルにより，容易に給油可能であ
トランシーバ，または移る。
動無線により，本部に適可搬設備の展開後も給油のた宜連絡する。
めの十分な作業スペースを確保している。

表 4-6
作業項目

操作項目
操作の内容

各操作成立性確認の一覧表（LOCA 時注水機能喪失）
（1/2）
作業環境

有効性評価で想定
する時間
温度・湿度

格納容器ベント準備操作
・ＦＶスクラバタンク水位調整準備（排水ライン水張り）・ＦＶスクラバタンク水位調整

38

消防車による防火水槽からＣＳＰへの補給・消防車によるＣＳＰへの注水準備
・消防車によるＣＳＰへの補給

操作性

連絡手段

バッテリー内蔵型ＬＥＤ照明をアクセスルート上に配備しており近接可能である。
また，ヘッドライト・懐中
電灯をバックアップとして携帯している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。

操作対象弁は通路付近にあり，操作性に支障はない。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。

携帯型音声呼出電話（ブレスト）により，中操に連絡する。

作業エリア周辺には，支障となる設備はなく，十分な作業スペースを確保している。

トランシーバ，または移動無線により，本部に適宜連絡する。

作業エリア周辺には，支障となる設備はなく，十分な作業スペースを確保している。

トランシーバ，または移動無線により，本部に適宜連絡する。

事象開始
１４～３４分後
合計２０分

事象開始
１８～１９時間後
合計１時間－

車両の作業用照明・ヘッド
ライト・懐中電灯・ＬＥＤ
炉心損傷しないため、高線量と多機能ライトにより，夜間なることはないにおける作業性を確保して
いる。

事象開始
１９時間後～
適宜実施－

車両の作業用照明・ヘッド
ライト・懐中電灯・ＬＥＤ
炉心損傷しないため、高線量と多機能ライトにより，夜間なることはないにおける作業性を確保している。

－

車両の作業用照明・ヘッド
炉心損傷しないため、高線量とライト・懐中電灯・ＬＥＤなることはない
多機能ライトにより，夜間（ベント時には必要に応じて一における作業性を確保して時待避する）いる。

車両のヘッドライトの他，
ヘッドライト・懐中電灯・ＬＥＤ多機能ライトを携帯しており、夜間においても接近可能である。
また、アクセスルート上に支障となる設備はない。

消防車からのホースの接続は，汎用の結合金具（オス・メス）であり，容易に操作可能である。
作業エリア周辺には，支障となる設備はなく，十分な作業スペースを確保している。

トランシーバ，または移動無線により，本部及び当直に適宜連絡する。

－

炉心損傷しないため、高線量と ヘッドライト・懐中電灯・なることはない
ＬＥＤ多機能ライトによ（ベント時には必要に応じて一 り，夜間における作業性を時待避する）
確保している。

ヘッドライト・懐中電灯・ＬＥＤ多機能ライトを携帯しており、夜間においても接近可能である。
また、アクセスルート上に支障となる設備はない。

使用するホースの接続部
は，レバーロックカプラ
式（オス・メス）になっており，容易に接続可能である。

トランシーバ，または移動無線により，本部に適宜連絡する。

格納容器
ベント
格納容器ベント操作

移動経路
照明

バッテリー内蔵型ＬＥＤ照明を作業エリアに配備しており，建屋内常用照明消灯
通常原子炉運転中と同程 炉心損傷しないため、高線量と 時における作業性を確保し度なることはないている。
また，ヘッドライト・懐中
電灯をバックアップとして携帯している。

低圧代替注水系（常設） 準備操作
原子炉・低圧代替注水系 現場ライン
注水
アップ※ＣＳＰ吸込ライン切替

放射線環境

注水準備：事象開始
１１～１２時間後
合計６０分
補給：事象開始
１２時間後～
適宜実施

車両のヘッドライトの他，
ヘッドライト・懐中電灯・ＬＥＤ多機能ライトを携帯しており、夜間においても接近可能である。
また、アクセスルート上に支障となる設備はない。
車両のヘッドライトの他，
ヘッドライト・懐中電灯・ＬＥＤ多機能ライトを携帯しており、夜間においても接近可能である。
また、アクセスルート上に支障となる設備はない。

水源確保
貯水池から大湊側防火水槽への補給
・貯水池～防火水槽への系統構成，
ホース水張り・貯水池から防火水槽への補給

注水準備：事象開始
１０時間３０分～１
２時間後
合計９０分
補給：事象開始
１２時間後～
適宜実施

表 4-6
作業項目

操作項目
操作の内容

各操作成立性確認の一覧表（LOCA 時注水機能喪失）
（2/2）
作業環境

有効性評価で想定
する時間

移動経路

操作性

連絡手段

－

車両の作業用照明・ヘッド
ライト・懐中電灯・ＬＥＤ
炉心損傷しないため、高線量と多機能ライトにより，夜間なることはないにおける作業性を確保している。

車両のヘッドライトの他，
ヘッドライト・懐中電灯・ＬＥＤ多機能ライトを携帯しており、夜間においても接近可能である。
また、アクセスルート上に支障となる設備はない。

軽油タンク予備ノズルへのタンクローリー補給用
仮設フランジ取り付け
は、一般的なフランジ取り付け作業であり，実施可能である。
作業エリア周辺には，支障となる設備はなく，十分な作業スペースを確保している。

トランシーバ，または移動無線により，本部に適宜連絡する。

－

車両の作業用照明・ヘッド
炉心損傷しないため、高線量とライト・懐中電灯・ＬＥＤなることはない
多機能ライトにより，夜間（ベント時には必要に応じて一における作業性を確保して時待避する）いる。

車両のヘッドライトの他，
ヘッドライト・懐中電灯・ＬＥＤ多機能ライトを携帯しており、夜間においても接近可能である。
また、アクセスルート上に支障となる設備はない。

給油ホース及び給油ノズ
ルにより，容易に給油可能である。
可搬設備の展開後も給油のための十分な作業ス
ペースを確保している。

トランシーバ，または移動無線により，本部に適宜連絡する。

温度・湿度

燃料供給準備・軽油タンクからタンクローリー
への補給

事象開始
１０時間３０分～
１２時間後
合計９０分

放射線環境

照明

燃料補給

燃料給油作業
・消防車への給油

事象開始
１２時間後～
適宜実施

39

表 4-7 各操作成立性確認の一覧表(雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）)（1/3）
作業項目

操作項目
操作の内容

作業環境

有効性評価で想定
する時間

移動経路

操作性

連絡手段

温度・湿度

放射線環境

照明

－

高線量となることはない（屋外のため）

車両のヘッドライトの他，
ヘッドライト・懐中電灯を携
ヘッドライト・懐中電灯に現場操作パネルでの簡易帯しており、夜間においてもより，夜間における作業性なボタン操作であり，操接近可能である。
を確保している。
作性に支障はない。
また、アクセスルート上に支障となる設備はない。

トランシーバもしくは衛星携帯電話により，本部（または中操）に連絡する。

高線量となることはない（二次格納容器外のため）バッテリー内蔵型ＬＥＤ照 バッテリー内蔵型ＬＥＤ照明
明を作業エリアに配備して をアクセスルート上に配備しおり，建屋内常用照明消灯 ており近接可能である。
通常運転時に行うしゃ断時における作業性を確保し また，ヘッドライト・懐中電器操作と同じであり，操灯をバックアップとして携帯ている。
作性に支障はない。
また，ヘッドライト・懐中 している。
電灯をバックアップとして アクセスルート上に支障となる設備はない。
携帯している。

携帯型音声呼出電話（ブレスト）により，中操に連絡する。

高線量となることはない（二次格納容器外のため）バッテリー内蔵型ＬＥＤ照 バッテリー内蔵型ＬＥＤ照明
明を作業エリアに配備して をアクセスルート上に配備し 操作対象弁は通路付近にあり，操作性に支障はな
おり，建屋内常用照明消灯 ており近接可能である。
時における作業性を確保し また，ヘッドライト・懐中電 い。
灯をバックアップとして携帯 操作対象弁には，暗闇でている。
も識別し易いように反射
また，ヘッドライト・懐中 している。
電灯をバックアップとして アクセスルート上に支障とな テープを施している。
る設備はない。
携帯している。

携帯型音声呼出電話（ブレスト）により，中操に連絡する。

常設代替交流電源設備 準備操作
・ＧＴＧ、緊急用Ｍ／Ｃ健全性確認
・ＧＴＧ、緊急用Ｍ／Ｃ給電準備
・ＧＴＧ起動、緊急用Ｍ／Ｃ遮断器
投入
常設代替交流電源設備 運転

準備操作：事象開始
１０～６０分後
合計５０分
運転：事象開始
６０分後～
適宜実施

電源確保 ・ＧＴＧ 運転状態監視
常設代替交流電源設備 準備操作
・受電前準備（現場）
常設代替交流電源設備からの受電操
作

事象開始後
１０～７０分
合計６０分

通常原子炉運転中と同程
度

・Ｍ／Ｃ 受電・ＭＣＣ 受電

低圧代替注水系（常設） 準備操作40

原子炉・低圧代替注水系 現場ライン
注水
アップ※ＣＳＰ吸込ライン切替

事象開始後
１０～３０分
合計２０分

通常原子炉運転中と同程度

表 4-7 各操作成立性確認の一覧表(雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）)（2/3）
作業項目

操作項目
操作の内容

作業環境

有効性評価で想定
する時間

移動経路
温度・湿度

格納容器ベント準備操作
・ベント準備（Ｆ００１作動用ボンベ元弁開）

格納容器ベント準備操作
・ＦＶスクラバタンク水位調整準備（排水ライン水張り）

事象開始後
２３時間３０分～２３ 通常原子炉運転中と同程
時間５０分
度
合計２０分

事象開始後
２３～２４時間
合計６０分

－

放射線環境

作業時間
合計７０分

連絡手段

高線量となることはない（二次格納容器外のため）バッテリー内蔵型ＬＥＤ照 バッテリー内蔵型ＬＥＤ照明
明を作業エリアに配備して をアクセスルート上に配備しおり，建屋内常用照明消灯 ており近接可能である。
操作対象弁は通路付近に時における作業性を確保し また，ヘッドライト・懐中電あり，操作性に支障はなている。
灯をバックアップとして携帯い。
また，ヘッドライト・懐中 している。
電灯をバックアップとして アクセスルート上に支障とな携帯している。
る設備はない。

携帯型音声呼出電話（ブレスト）により，中操に連絡する。

高線量となることはない（屋外のため）消防車からのホースの接車両のヘッドライトの他，
続は，汎用の結合金具
車両の作業用照明・ヘッド ヘッドライト・懐中電灯・Ｌ（オス・メス）であり，
ライト・懐中電灯・ＬＥＤ ＥＤ多機能ライトを携帯して容易に操作可能である。
多機能ライトにより，夜間 おり、夜間においても接近可
作業エリア周辺には，支における作業性を確保して 能である。
障となる設備はなく，十いる。
また、アクセスルート上に支分な作業スペースを確保
障となる設備はない。
している。

トランシーバ，または移動無線により，本部及び当直に適宜連絡する。

バッテリー内蔵型ＬＥＤ照 バッテリー内蔵型ＬＥＤ照明
明を作業エリアに配備して をアクセスルート上に配備しおり，建屋内常用照明消灯 ており近接可能である。
操作対象弁は通路付近に時における作業性を確保し また，ヘッドライト・懐中電あり，操作性に支障はなている。
灯をバックアップとして携帯い。
また，ヘッドライト・懐中 している。

格納容器ベント準備操作（現場での手動操作を想定）

41

・ＰＣＶベント準備
格納容器 ・ＰＣＶベントライン構成（ボンベを用いた一次隔離弁及びベント
フィルタ装置入口弁（ＡＯ弁）の操
作）

操作性

照明

通常原子炉運転中と同程
度

携帯型音声呼出電話（ブレスト）により，中操に連絡する。

電灯をバックアップとして アクセスルート上に支障とな携帯している。
る設備はない。
被ばく線量は１０mSV以下

通常原子炉運転中と同程
度

バッテリー内蔵型ＬＥＤ照 バッテリー内蔵型ＬＥＤ照明
明を作業エリアに配備して をアクセスルート上に配備しおり，建屋内常用照明消灯 ており近接可能である。
操作対象弁は通路付近に時における作業性を確保し また，ヘッドライト・懐中電あり，操作性に支障はなている。
灯をバックアップとして携帯い。
また，ヘッドライト・懐中 している。
電灯をバックアップとして アクセスルート上に支障とな携帯している。
る設備はない。

携帯型音声呼出電話（ブレスト）により，中操に
連絡する。

－

車両のヘッドライトの他，車両の作業用照明・ヘッド ヘッドライト・懐中電灯・Ｌ
作業エリア周辺には，支ライト・懐中電灯・ＬＥＤ ＥＤ多機能ライトを携帯して障となる設備はなく，十多機能ライトにより，夜間 おり、夜間においても接近可
分な作業スペースを確保
における作業性を確保して 能である。
している。
いる。
また、アクセスルート上に支障となる設備はない。

トランシーバ，または移動無線により，本部に適宜連絡する。

格納容器ベント操作（現場での手動操作を想定）
・ＰＣＶベント実施（現場での二次隔離弁（ＭＯ弁）
手動操作によるベント）

格納容器ベント操作
・ＦＶスクラバタンク水位調整

作業時間
合計２０分

事象開始後
４２～４４時間００分
合計２時間（マイナス１７℃環境でベント後17時間後にブローと想定）

被ばく線量は１００mSV以下

表 4-7 各操作成立性確認の一覧表(雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）)（3/3）
作業項目

操作項目
操作の内容

作業環境

有効性評価で想定
する時間

移動経路
温度・湿度

消防車による防火水槽からＣＳＰへの補給・消防車によるＣＳＰへの注水準備
・消防車によるＣＳＰへの補給

注水準備：事象開始
１１～１２時間
合計６０分
補給：事象開始
１２時間後～
適宜実施

－

放射線環境

・貯水池～防火水槽への系統構成，
ホース水張り・貯水池から防火水槽への補給

燃料供給準備・軽油タンクからタンクローリー
への補給

注水準備：事象開始
１０時間３０分～
１２時間後
合計９０分
補給：事象開始
１２時間後～
適宜実施－

高線量となることはない（屋外のため）トランシーバ，または移動無線により，本部及び当直に適宜連絡する。

高線量となることはない（屋外のため）ヘッドライト・懐中電灯・Ｌ使用するホースの接続部
ヘッドライト・懐中電灯・ ＥＤ多機能ライトを携帯しては，レバーロックカプラ
ＬＥＤ多機能ライトによ おり、夜間においても接近可
式（オス・メス）になっり，夜間における作業性を 能である。
ており，容易に接続可能確保している。
また、アクセスルート上に支である。
障となる設備はない。

トランシーバ，または移動無線により，本部に適宜連絡する。

事象開始
１０時間３０分～
１２時間後
合計９０分

－

高線量となることはない（屋外のため）事象開始
１２時間後～
適宜実施－

被ばく線量は１００mSV以下

燃料補給

42
燃料給油作業
・消防車への給油

連絡手段

消防車からのホースの接車両のヘッドライトの他，
続は，汎用の結合金具
車両の作業用照明・ヘッド ヘッドライト・懐中電灯・Ｌ（オス・メス）であり，
ライト・懐中電灯・ＬＥＤ ＥＤ多機能ライトを携帯して容易に操作可能である。
多機能ライトにより，夜間 おり、夜間においても接近可
作業エリア周辺には，支における作業性を確保して 能である。
障となる設備はなく，十また、アクセスルート上に支いる。
分な作業スペースを確保
障となる設備はない。
している。

水源確保
貯水池から大湊側防火水槽への補給

操作性

照明

軽油タンク予備ノズルへのタンクローリー補給用
車両のヘッドライトの他，
仮設フランジ取り付け
車両の作業用照明・ヘッド ヘッドライト・懐中電灯・Ｌは、一般的なフランジ取ライト・懐中電灯・ＬＥＤ ＥＤ多機能ライトを携帯してり付け作業であり，実施
多機能ライトにより，夜間 おり、夜間においても接近可可能である。
における作業性を確保して 能である。
作業エリア周辺には，支また、アクセスルート上に支いる。
障となる設備はなく，十障となる設備はない。
分な作業スペースを確保している。
車両のヘッドライトの他，
給油ホース及び給油ノズ
車両の作業用照明・ヘッド ヘッドライト・懐中電灯・Ｌルにより，容易に給油可
ライト・懐中電灯・ＬＥＤ ＥＤ多機能ライトを携帯して能である。
多機能ライトにより，夜間 おり、夜間においても接近可
可搬設備の展開後も給油における作業性を確保して 能である。
のための十分な作業ス
また、アクセスルート上に支いる。
ペースを確保している。
障となる設備はない。

トランシーバ，または移動無線により，本部に適宜連絡する。

トランシーバ，または移動無線により，本部に適宜連絡する。

表 4-8
作業項目

操作項目
操作の内容

各操作成立性確認の一覧表(原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用)
作業環境

有効性評価で想定
する時間

移動経路
温度・湿度

格納容器
現場ラインアップ下部※ＣＳＰ吸込ライン切替
注水

事象開始後
３０～５０分
合計２０分

放射線環境

通常原子炉運転中と同程 高線量となることはない
度（二次格納容器外のため）

操作性

連絡手段

照明
バッテリー内蔵型ＬＥＤ照バッテリー内蔵型ＬＥＤ照 明をアクセスルート上に配明を作業エリアに配備して 備しており近接可能であおり，建屋内常用照明消灯 る。また，ヘッドライト・時における作業性を確保し 懐中電灯をバックアップとている。また，ヘッドライ して携帯している。
ト・懐中電灯をバックアッ アクセスルート上に支障とプとして携帯している。 なる設備はない。

操作対象弁は通路付近にあり，操作性に支障はない。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。

携帯型音声呼出電話（ブレスト）により，中操に
連絡する。

43

表 4-9 各操作成立性確認の一覧表(水素燃焼)(1/2)
作業項目

操作項目
操作の内容

作業環境

有効性評価で想定
する時間

移動経路

操作性

連絡手段

温度・湿度

放射線環境

照明

－

高線量となることはない（屋外のため）

車両のヘッドライトの他，
ヘッドライト・懐中電灯をヘッドライト・懐中電灯に現場操作パネルでの簡易携帯しており、夜間においより，夜間における作業性なボタン操作であり，操ても接近可能である。
を確保している。
作性に支障はない。
また、アクセスルート上に支障となる設備はない。

トランシーバもしくは衛星携帯電話により，本部（または中操）に連絡する。

高線量となることはない（二次格納容器外のため）バッテリー内蔵型ＬＥＤ照バッテリー内蔵型ＬＥＤ照明をアクセスルート上に配明を作業エリアに配備して備しており近接可能であおり，建屋内常用照明消灯
通常運転時に行うしゃ断る。
時における作業性を確保しまた，ヘッドライト・懐中 器操作と同じであり，操ている。
電灯をバックアップとして 作性に支障はない。
また，ヘッドライト・懐中
携帯している。
電灯をバックアップとしてアクセスルート上に支障と携帯している。
なる設備はない。

携帯型音声呼出電話（ブレスト）により，中操に連絡する。

高線量となることはない（二次格納容器外のため）バッテリー内蔵型ＬＥＤ照バッテリー内蔵型ＬＥＤ照明をアクセスルート上に配明を作業エリアに配備して備しており近接可能であおり，建屋内常用照明消灯る。
時における作業性を確保しまた，ヘッドライト・懐中ている。
電灯をバックアップとしてまた，ヘッドライト・懐中
携帯している。
電灯をバックアップとしてアクセスルート上に支障と携帯している。
なる設備はない。

操作対象弁は通路付近にあり，操作性に支障はない。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。

携帯型音声呼出電話（ブレスト）により，中操に
連絡する。

事象開始
７時間００分～ 通常原子炉運転中と同程
１２時間００分後度
合計５時間

高線量となることはない（二次格納容器外のため）バッテリー内蔵型ＬＥＤ照バッテリー内蔵型ＬＥＤ照明をアクセスルート上に配明を作業エリアに配備して備しており近接可能であおり，建屋内常用照明消灯
る。
操作対象弁は通路付近に時における作業性を確保しまた，ヘッドライト・懐中 あり，操作性に支障はなている。
電灯をバックアップとして い。
また，ヘッドライト・懐中
携帯している。
電灯をバックアップとしてアクセスルート上に支障と携帯している。
なる設備はない。

携帯型音声呼出電話（ブレスト）により，中操に
連絡する。

事象開始
通常原子炉運転中と同程
１０～２０時間後度
合計１０時間高線量となることはない（二次格納容器外のため）各種ホースの接続は，汎用の結合金具（オス・メス）であり，容易に操作可能である。
作業エリア周辺には，支障となる設備はなく，十分な作業スペースを確保している。

トランシーバ，または移動無線により，本部及び当直に適宜連絡する。

常設代替交流電源設備 準備操作
・ＧＴＧ、緊急用Ｍ／Ｃ健全性確認
・ＧＴＧ、緊急用Ｍ／Ｃ給電準備
・ＧＴＧ起動、緊急用Ｍ／Ｃ遮断器
投入
常設代替交流電源設備 運転

準備操作：事象開始
１０～６０分
合計５０分
運転：事象開始
６０分後～
適宜実施

電源確保 ・ＧＴＧ 運転状態監視
常設代替交流電源設備 準備操作
・受電前準備（現場）
常設代替交流電源設備からの受電操
作

事象開始後
１０～７０分
合計６０分

通常原子炉運転中と同程
度

・Ｍ／Ｃ 受電・ＭＣＣ 受電

低圧代替注水系（常設） 準備操作

44

原子炉・低圧代替注水系 現場ライン
注水
アップ※ＣＳＰ吸込ライン切替

代替原子炉補機冷却系 準備操作
・代替原子炉補機冷却系 現場ラインアップ最終ヒー
トシンクの確保 代替原子炉補機冷却系 準備操作
・資機材配置及びホース布設、
起動及び系統水張り
代替原子炉補機冷却系 運転
・代替原子炉補機冷却系 運転状態
監視

事象開始後
１０～３０分
合計２０分

事象開始
２０時間後～
適宜実施

通常原子炉運転中と同程
度

通常原子炉運転中と同程度

高線量となることはない（二次格納容器外のため）車両のヘッドライトの他，
バッテリー内蔵型ＬＥＤ照バッテリー内蔵型ＬＥＤ照明・ヘッドライトを携帯し明・ヘッドライトにより，ており，夜間においても接夜間における作業性を確保
近可能である。
している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。

表 4-9 各操作成立性確認の一覧表(水素燃焼)(2/2)
作業項目

操作項目
操作の内容

作業環境

有効性評価で想定
する時間

移動経路
温度・湿度

消防車による防火水槽からＣＳＰへの補給・消防車によるＣＳＰへの注水準備
・消防車によるＣＳＰへの補給

注水準備：事象開始
１１～１２時間
合計６０分
補給：事象開始
１２時間後～
適宜実施

放射線環境

操作性

連絡手段

消防車からのホースの接続は，汎用の結合金具（オス・メス）であり，容易に操作可能である。
作業エリア周辺には，支障となる設備はなく，十分な作業スペースを確保している。

トランシーバ，または移動無線により，本部及び当直に適宜連絡する。

照明－

高線量となることはない（屋外のため）

車両のヘッドライトの他，車両の作業用照明・ヘッド ヘッドライト・懐中電灯・ライト・懐中電灯・ＬＥＤ ＬＥＤ多機能ライトを携帯
多機能ライトにより，夜間 しており、夜間においてもにおける作業性を確保して 接近可能である。
いる。
また、アクセスルート上に支障となる設備はない。

－

高線量となることはない（屋外のため）ヘッドライト・懐中電灯・ヘッドライト・懐中電灯・ ＬＥＤ多機能ライトを携帯
ＬＥＤ多機能ライトによ しており、夜間においてもり，夜間における作業性を 接近可能である。
確保している。
また、アクセスルート上に支障となる設備はない。

使用するホースの接続部
は，レバーロックカプラ
式（オス・メス）になっており，容易に接続可能である。

トランシーバ，または移動無線により，本部に適宜連絡する。

高線量となることはない（屋外のため）

車両のヘッドライトの他，車両の作業用照明・ヘッド ヘッドライト・懐中電灯・ライト・懐中電灯・ＬＥＤ ＬＥＤ多機能ライトを携帯
多機能ライトにより，夜間 しており、夜間においてもにおける作業性を確保して 接近可能である。
いる。
また、アクセスルート上に支障となる設備はない。

軽油タンク予備ノズルへのタンクローリー補給用
仮設フランジ取り付け
は、一般的なフランジ取り付け作業であり，実施可能である。
作業エリア周辺には，支障となる設備はなく，十分な作業スペースを確保している。

トランシーバ，または移動無線により，本部に適宜連絡する。

高線量となることはない（屋外のため）

車両のヘッドライトの他，車両の作業用照明・ヘッド ヘッドライト・懐中電灯・ライト・懐中電灯・ＬＥＤ ＬＥＤ多機能ライトを携帯
多機能ライトにより，夜間 しており、夜間においてもにおける作業性を確保して 接近可能である。
また、アクセスルート上にいる。
支障となる設備はない。

給油ホース及び給油ノズ
ルにより，容易に給油可能である。
可搬設備の展開後も給油のための十分な作業ス
ペースを確保している。

トランシーバ，または移動無線により，本部に適宜連絡する。

水源確保
貯水池から大湊側防火水槽への補給
・貯水池～防火水槽への系統構成，
ホース水張り・貯水池から防火水槽への補給

燃料供給準備45・軽油タンクからタンクローリー
への補給

注水準備：事象開始
１０時間３０分～
１２時間後
合計９０分
補給：事象開始
１２時間後～
適宜実施

１０時間３０分～
１２時間後
合計９０分

－

燃料補給

燃料給油作業
・消防車への給油・電源車への給油

事象開始
１２時間後～
適宜実施－

表 4-10
作業項目

操作項目
操作の内容

各操作成立性確認の一覧表(溶融炉心・コンクリート相互作用)
作業環境

有効性評価で想定
する時間

移動経路
温度・湿度

格納容器
現場ラインアップ下部※ＣＳＰ吸込ライン切替
注水

事象開始後
３０～５０分
合計２０分

放射線環境

通常原子炉運転中と同程 高線量となることはない
度（二次格納容器外のため）

操作性

連絡手段

照明
バッテリー内蔵型ＬＥＤ照バッテリー内蔵型ＬＥＤ照 明をアクセスルート上に配明を作業エリアに配備して 備しており近接可能であおり，建屋内常用照明消灯 る。また，ヘッドライト・時における作業性を確保し 懐中電灯をバックアップとている。また，ヘッドライ して携帯している。
ト・懐中電灯をバックアッ アクセスルート上に支障とプとして携帯している。 なる設備はない。

操作対象弁は通路付近にあり，操作性に支障はない。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。

携帯型音声呼出電話（ブレスト）により，中操に
連絡する。

46

資料－4-1
常設代替交流電源設備

準備操作

・ＧＴＧ，緊急用Ｍ／Ｃ健全性確認
・ＧＴＧ，緊急用Ｍ／Ｃ給電準備
・ＧＴＧ起動，緊急用Ｍ／Ｃ遮断器投入
常設代替交流電源設備
・ＧＴＧ

運転

運転状態監視1．操作概要ガスタービン発電機（ＧＴＧ）を起動し，荒浜側緊急用Ｍ／Ｃを受電する。
2．作業場所
屋外（ＧＴＧエリア，154kV 変電所（緊急用Ｍ／Ｃ））
3．必要要員数および操作時間
必要要員数

：6 人

有効性評価で想定する時間 ：50 分
所要時間目安：50 分

4．操作の成立性について
作業環境（照明）：ヘッドライト・懐中電灯により，夜間における作業性を確保している。
移動経路：車両のヘッドライトの他，ヘッドライト・懐中電灯を携帯しており，夜間においても接近可能である。
また，アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性：現場操作パネルでの簡易なボタン操作であり，操作性に支障はない。

連絡手段：トランシーバもしくは衛星携帯電話により，本部に連絡する。
操作制御盤

ＧＴＧ設置状況

起動・停止ボタン
ＧＴＧ操作部47

資料－4-2
常設代替交流電源設備

準備操作

・受電前準備（現場）
常設代替交流電源設備からの受電操作
・Ｍ／Ｃ受電，ＭＣＣ受電
1．操作概要ＧＴＧにより給電された荒浜側緊急用Ｍ／Ｃから，Ｍ／Ｃ（Ｃ系）（Ｄ系）を受電する。
2．作業場所
非管理区域（地下 1 階）

原子炉建屋

3．必要要員数および操作時間
必要要員数

：2 人

有効性評価で想定する時間 ：受電前準備
受電操作
所要時間目安：受電前準備

50 分
10 分

50 分
受電操作

10 分

4．操作の成立性について
作業環境（照明）：バッテリー内蔵型ＬＥＤ照明を作業エリアに配備しており，建屋内
常用照明消灯時における作業性を確保している。また，ヘッドライ
ト・懐中電灯をバックアップとして携帯している。
移動経路：バッテリー内蔵型ＬＥＤ照明をアクセスルート上に配備しており近接可能である。また，ヘッドライト・懐中電灯をバックアップとして携帯している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性：通常運転時に行うしゃ断器操作と同じであり，操作性に支障はない。

連絡手段：携帯型音声呼出電話（ブレスト）により，中操に連絡する。

非常用Ｍ／Ｃ

しゃ断器操作48

資料－4-3
常設直流電源切替操作，常設代替直流電源切替操作
・蓄電池切替準備
・蓄電池切替操作（Ａ→Ａ－2），（Ａ－2→ＡＭ用）
1．操作概要事象発生から 8 時間経過した時点で，蓄電池Ａから蓄電池Ａ－2 へ切り替える。また，
事象発生から 19～20 時間経過した時点で，蓄電池Ａ－2 からＡＭ用蓄電池へ切り替える。
2．作業場所
コントロール建屋

非管理区域（地下 1 階）

3．必要要員数および操作時間
必要要員数

：2 人

有効性評価で想定する時間 ：40 分（Ａ→Ａ－2：事象発生 8 時間後）
（Ａ－2→ＡＭ用：6 号炉 事象発生 20 時間後
7 号炉 事象発生 19 時間後）
所要時間目安：40 分

4．操作の成立性について
作業環境（照明）：バッテリー内蔵型ＬＥＤ照明を作業エリアに配備しており，建屋内
常用照明消灯時における作業性を確保している。また，ヘッドライ
ト・懐中電灯をバックアップとして携帯している。
移動経路：バッテリー内蔵型ＬＥＤ照明をアクセスルート上に配備しており近接可能である。また，ヘッドライト・懐中電灯をバックアップとして携帯している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性：通常運転時に行うしゃ断器操作と同じであり，操作性に支障はない。

連絡手段：携帯型音声呼出電話（ブレスト）により，中操に連絡する。

同時投入防止用切替盤

しゃ断器操作49

資料－4-4

低圧代替注水系（常設）準備操作
・低圧代替注水系

現場ラインアップ※ＣＳＰ吸込ライン切替

1．操作概要復水貯蔵槽を水源として復水移送ポンプにより原子炉へ注水する際に，ポンプの吸込ラインを切り替えることにより水源を確保する。
2．作業場所
廃棄物処理建屋

管理区域（地下 3 階）

3．必要要員数および操作時間
必要要員数

：2 人

有効性評価で想定する時間
所要時間目安

：20 分（復水移送ポンプ停止水位到達前）：20 分

4．操作の成立性について
作業環境（照明）：バッテリー内蔵型ＬＥＤ照明を作業エリアに配備しており，建屋内
常用照明消灯時における作業性を確保している。また，ヘッドライ
ト・懐中電灯をバックアップとして携帯している。
移動経路：バッテリー内蔵型ＬＥＤ照明をアクセスルート上に配備しており近接可能である。また，ヘッドライト・懐中電灯をバックアップとして携帯している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性：操作対象弁は通路付近にあり，操作性に支障はない。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。

連絡手段：携帯型音声呼出電話（ブレスト）により，中操に連絡する。

ＣＳＰ吸込ライン切替対象弁

反射テープ

50

資料－4-5
消防車による防火水槽からＣＳＰへの補給
・消防車によるＣＳＰへの注水準備
・消防車によるＣＳＰへの補給
1．操作概要水源となる防火水槽から復水貯蔵槽外部接続口までの送水ルートを確保し，消防車により復水貯蔵槽へ淡水を補給する。
2．作業場所
屋外（防火水槽 ～ 復水貯蔵槽外部接続口）
3．必要要員数および操作時間
必要要員数

：2 人

有効性評価で想定する時間 ：60 分（事象発生後 12 時間以内）
所要時間目安：50 分

4．操作の成立性について
作業環境（照明）：車両の作業用照明・ヘッドライト・懐中電灯・ＬＥＤ多機能ライト
により，夜間における作業性を確保している。
移動経路：車両のヘッドライトの他，ヘッドライト・懐中電灯・ＬＥＤ多機能ライトを携帯しており，夜間においても接近可能である。
また，アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性：消防車からのホースの接続は，汎用の結合金具（オス・メス）であり，容易に操作可能である。
作業エリア周辺には，支障となる設備はなく，十分な作業スペースを確保している。

連絡手段：トランシーバ，または移動無線により，本部及び当直に適宜連絡する。

車両の作業用照明

連結送水訓練51

資料－4-6
格納容器ベント準備操作
・ベント準備
格納容器ベント操作
・フィルタベント操作
格納容器ベント停止操作
・フィルタベント停止操作
1．操作概要フィルタベントを使用したＳ／Ｃ側ベントのためのライン構成を現場にて手動で行う。
2．作業場所
非管理区域（中 4 階，地下 1 階）

原子炉建屋

3．必要要員数および操作時間
必要要員数

：2 人

有効性評価で想定する時間 ：ベント準備

60 分

フィルタベント操作

60 分（事象発生

フィルタベント停止操作
所要時間目安：ＰＣＶベントライン構成

16 時間後）

30 分

60 分

ＰＣＶフィルタベント操作
フィルタベント停止操作

60 分
30 分

4．操作の成立性について
作業環境（照明）：バッテリー内蔵型ＬＥＤ照明を作業エリアに配備しており，建屋内
常用照明消灯時における作業性を確保している。また，ヘッドライ
ト・懐中電灯をバックアップとして携帯している。
移動経路：バッテリー内蔵型ＬＥＤ照明をアクセスルート上に配備しており近接可能である。また，ヘッドライト・懐中電灯をバックアップとして携帯している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性：操作対象弁は通路付近にあり，操作性に支障はない。

連絡手段：携帯型音声呼出電話（ブレスト）により，中操に連絡する。

電動駆動弁

エクステンション

空気駆動弁
52

専用ボンベ

資料－4-7
代替原子炉補機冷却系

準備操作

・代替原子炉補機冷却系

現場ラインアップ

1．操作概要代替原子炉補機冷却系を用いた冷却水確保のため，原子炉補機冷却水系（ＲＣＷ（Ａ））のラインアップを行う。
2．作業場所
原子炉建屋
建屋

管理／非管理区域，タービン建屋

海水熱交換器エリア，コントロール

非管理区域など

3．必要要員数および操作時間
必要要員数

：2 人

有効性評価で想定する時間 ：5 時間（事象発生後 20 時間以内）
所要時間目安：5 時間

4．操作の成立性について
作業環境（照明）：バッテリー内蔵型ＬＥＤ照明を作業エリアに配備しており，建屋内
常用照明消灯時における作業性を確保している。また，ヘッドライ
ト・懐中電灯をバックアップとして携帯している。
移動経路：バッテリー内蔵型ＬＥＤ照明をアクセスルート上に配備しており近接可能である。また，ヘッドライト・懐中電灯をバックアップとして携帯している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性：操作対象弁は通路付近にあり，操作性に支障はない。

連絡手段：携帯型音声呼出電話（ブレスト）により，中操に連絡する。

作業エリア

操作対象弁

53

反射テープ

資料－4-8
代替原子炉補機冷却系

準備操作

・資機材配置及びホース布設，起動及び系統水張り
代替原子炉補機冷却系

運転・代替原子炉補機冷却系

運転状態監視1．操作概要代替原子炉補機冷却系（熱交換器ユニット，代替原子炉補機冷却海水ポンプ，電源車
等）を用いて冷却水を供給する。
2．作業場所
タービン建屋近傍屋外
3．必要要員数および操作時間
必要要員数

：13 人

有効性評価で想定する時間 ：10 時間（事象発生後 20 時間以内）
所要時間目安

：10 時間

4．操作の成立性について
作業環境（照明）：バッテリー内蔵型ＬＥＤ照明・ヘッドライトにより，夜間における作業性を確保している。
移動経路：車両のヘッドライトの他，バッテリー内蔵型ＬＥＤ照明・ヘッドライトを携帯しており，夜間においても接近可能である。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性：各種ホースの接続は，汎用の結合金具（オス・メス）であり，容易に操作可能である。
作業エリア周辺には，支障となる設備はなく，十分な作業スペースを確保している。

連絡手段：トランシーバ，または移動無線により，本部及び当直に適宜連絡する。

ホース接続時作業エリア

54

資料－4-9
残留熱除去系

停止時冷却モード準備

低圧注水系から停止時冷却モード切替
・停止時冷却モード

現場ラインアップ

1．操作概要ＲＨＲポンプを停止時冷却モードにて起動させて原子炉を除熱するため，ＲＨＲ系の停止時冷却モードのラインアップを実施する。
2．作業場所
原子炉建屋

管理区域（地下 3 階）

原子炉建屋

非管理区域（地下 1 階）

3．必要要員数および操作時間
必要要員数

：2 人

有効性評価で想定する時間：90 分（事象発生後 12 時間以内）（高圧注水・減圧機能喪失での想定）

所要時間目安：90 分

4．操作の成立性について
作業環境（照明）：バッテリー内蔵型ＬＥＤ照明を作業エリアに配備しており，建屋内
常用照明消灯時における作業性を確保している。また，ヘッドライ
ト・懐中電灯をバックアップとして携帯している。
移動経路：バッテリー内蔵型ＬＥＤ照明をアクセスルート上に配備しており近接可能である。また，ヘッドライト・懐中電灯をバックアップとして携帯している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性：操作対象弁は通路付近にあり，操作性に支障はない。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。

連絡手段：携帯型音声呼出電話（ブレスト）により，中操に連絡する。

作業エリア（ＲＨＲポンプ室）

反射テープ

55

資料－4-10
貯水池から大湊側防火水槽への補給
・貯水池～防火水槽への系統構成，ホース水張り
・貯水池から防火水槽への補給
1．操作概要淡水貯水池から送水ラインを使用し大湊側防火水槽へ淡水を補給する。
2．作業場所
屋外（淡水貯水池 ～ 防火水槽）
3．必要要員数および操作時間
必要要員数

：2 人

有効性評価で想定する時間 ：90 分（事象発生後 12 時間以内）
所要時間目安：60 分

4．操作の成立性について
作業環境（照明）：ヘッドライト・懐中電灯・ＬＥＤ多機能ライトにより，夜間における作業性を確保している。
移動経路：ヘッドライト・懐中電灯・ＬＥＤ多機能ライトを携帯しており，夜間においても接近可能である。
また，アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性：使用するホースの接続部は，レバーロックカプラ式（オス・メス）になっており，容易に接続可能である。

連絡手段：トランシーバ，または移動無線により，本部に適宜連絡する。

ホース接続部

ホースの接続56

資料－4-11
燃料供給準備・軽油タンクからタンクローリーへの補給
1．操作概要非常用Ｄ／Ｇ軽油タンクからタンクローリーへ補給する。
2．作業場所
屋外（非常用Ｄ／Ｇ軽油タンク付近）
3．必要要員数および操作時間
必要要員数

：2 人

有効性評価で想定する時間 ：90 分（事象発生後 12 時間以内）
所要時間目安：給油準備

70 分
タンクローリーへの補給

15 分／回

4．操作の成立性について
作業環境（照明）：車両の作業用照明・ヘッドライト・懐中電灯・ＬＥＤ多機能ライト
により，夜間における作業性を確保している。
移動経路：車両のヘッドライトの他，ヘッドライト・懐中電灯・ＬＥＤ多機能ライトを携帯しており，夜間においても接近可能である。
また，アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性：軽油タンク予備ノズルへのタンクローリー補給用仮設フランジ取り付けは，
一般的なフランジ取り付け作業であり，実施可能である。
作業エリア周辺には，支障となる設備はなく，十分な作業スペースを確保している。

連絡手段：トランシーバ，または移動無線により，本部に適宜連絡する。

ホース接続

注入口ハッチ開放による内部確認57

資料－4-12
燃料給油作業
・消防車，電源車への給油
1．操作概要タンクローリーから消防車，電源車へ給油する。
2．作業場所
屋外（消防車設置場所付近，および電源車設置場所付近）
3．必要要員数および操作時間
必要要員数

：2 人

有効性評価で想定する時間 ：適宜実施（事象発生後 12 時間以降）
所要時間目安

：30 分＋給油時間

4．操作の成立性について
作業環境（照明）：車両の作業用照明・ヘッドライト・懐中電灯・ＬＥＤ多機能ライト
により，夜間における作業性を確保している。
移動経路：車両のヘッドライトの他，ヘッドライト・懐中電灯・ＬＥＤ多機能ライトを携帯しており，夜間においても接近可能である。
また，アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性：給油ホース及び給油ノズルにより，容易に給油可能である。
可搬設備の展開後も給油のための十分な作業スペースを確保している。

連絡手段：トランシーバ，または移動無線により，本部に適宜連絡する。

車両の作業用照明

給油ノズル

58

資料－4-13
代替格納容器スプレイ冷却系
・代替格納容器スプレイ冷却系

準備操作
現場ラインアップ※ＣＳＰ吸込ライン切替

1．操作概要復水貯蔵槽を水源とした復水移送ポンプにより代替格納容器スプレイを行う際に，ポンプの吸込ラインを切り替えることにより水源を確保する。
2．作業場所
廃棄物処理建屋

管理区域（地下 3 階）

3．必要要員数および操作時間
必要要員数

：2 人

有効性評価で想定する時間 ：20 分（復水移送ポンプ停止水位到達前）
所要時間目安：20 分

4．操作の成立性について
作業環境（照明）：バッテリー内蔵型ＬＥＤ照明を作業エリアに配備しており，建屋内
常用照明消灯時における作業性を確保している。また，ヘッドライ
ト・懐中電灯をバックアップとして携帯している。
移動経路：バッテリー内蔵型ＬＥＤ照明をアクセスルート上に配備しており近接可能である。また，ヘッドライト・懐中電灯をバックアップとして携帯している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性：操作対象弁は通路付近にあり，操作性に支障はない。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。

連絡手段：携帯型音声呼出電話（ブレスト）により，中操に連絡する。

ＣＳＰ吸込ライン切替対象弁

反射テープ

59

格納容器下部注水系

準備

資料－4-14※ＣＳＰ吸込ライン切替
１．操作概要復水貯蔵槽を水源とした復水移送ポンプにより格納容器下部へ注水する際に，ポンプの吸込ラインを切り替えることにより水源を確保する。
２．作業場所
廃棄物処理建屋

管理区域（地下３階）

３．必要要員数および操作時間
必要要員数

：２人

有効性評価で想定する時間 ：20 分（復水移送ポンプ停止水位到達前）
所要時間目安：20 分

４．操作の成立性について
作業環境（照明）：バッテリー内蔵型ＬＥＤ照明を作業エリアに配備しており，建屋内
常用照明消灯時における作業性を確保している。また，ヘッドライ
ト・懐中電灯をバックアップとして携帯している。
移動経路：バッテリー内蔵型ＬＥＤ照明をアクセスルート上に配備しており近接可能である。また，ヘッドライト・懐中電灯をバックアップとして携帯している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
操作性：操作対象弁は通路付近にあり，操作性に支障はない。
操作対象弁には，暗闇でも識別し易いように反射テープを施している。

連絡手段：携帯型音声呼出電話（ブレスト）により，中操に連絡する。

ＣＳＰ吸込ライン切替対象弁

反射テープ

60

5. 重要事故シーケンス等の選定
5.1 炉心損傷事故シーケンスと炉心損傷防止対策及び重要事故シーケンスの選定
解釈の事故
シーケンス
グループ

主要な事故シーケンス※1

対応する主要な炉心損傷防止対策（下線は重要事故シーケンスに対する重大事故等対策の有効性評価で期待している対策）a b c d

着眼点との関係と重要事故シーケンス選定の考え方
備考（a：共通原因故障※2 又は系統間機能依存性,
b：余裕時間, c：設備容量, d：代表性）

選定した重要事故
シーケンスと選定理由

a.⑤,⑥ではサポート系 1 区分の喪失を起因とし
中 高 高 低・高圧代替注水系
a.主要な事故シーケンスのカットセットに共通原因故障が含まれている事故シているが，他の区分は健全であるため，対応
・手動減圧②過渡事象＋SRV 再閉失敗＋高圧注水失敗＋低圧注水失敗
中 高 低 低ーケンスを「中」とした。その上でサポート系喪失（1 系統）は，起因事象の手段が著しく制限される状態ではない。⑦～・低圧代替注水系（常設）（復水補給水系）
時点で系統間の機能の依存性によって同区分の複数の設備が機能喪失するこ⑩の最終ヒートシンクの喪失の発生原因は津
③通常停止＋高圧注水失敗＋低圧注水失敗
中 低 高 低・代替格納容器冷却スプレイ系とから「高」とした。また，最終ヒートシンク喪失に至るシーケンスでは，除波に伴う浸水によるものであり，対策として・代替原子炉補機冷却系（熱交換ユニット+代替 中 低 低 低熱を必要とする多くの機能が喪失するため「高」とした。
④通常停止＋SRV 再閉失敗＋高圧注水失敗＋低圧注水失敗
は防潮堤の設置や建屋内止水等の止水対策と原子炉補機冷却海水ポンプ）
b.過渡事象（全給水喪失事象）は原子炉水位低（L3）が事象進展の起点となるたなるため，重大事故防止対策の有効性の確認⑤サポート系喪失＋高圧注水失敗＋低圧注水失敗
高 低 高 低・格納容器圧力逃がし装置等
め，通常水位から原子炉停止に至る手動停止，サポート系喪失と比較して事象には適さない。
・可搬型代替注水ポンプ（水源補給，低圧注水）進展が早い。このため過渡事象を起因とするシーケンスを「高」とした。手動高 低 低 低⑥サポート系喪失＋SRV 再閉失敗＋高圧注水失敗＋低圧注水失敗
b, c.両着眼点について「高」と考えたシーケン
停止，サポート系喪失は通常水位から原子炉停止に至るため，また，津波によスとして①を抽出。
るシーケンスでは津波襲来までに原子炉停止しているため，水位の低下後に原⑦最終ヒートシンク喪失＋RCIC 失敗
高 低 高 高d.頻度の観点では⑦, ⑨が支配的であるが，起因
子炉停止に至る過渡事象よりも事象進展が遅いことから「低」とした。
となる最終ヒートシンクの喪失の発生原因は
c. SRV 再閉失敗を含む場合は SRV から一定程度減圧されるため，再閉成功の場
津波に伴う浸水によるものであり，浸水防止⑧最終ヒートシンク喪失＋SRV 再閉失敗
高 低 低 中合よりも速やかに低圧状態に移行でき，低圧系での代替注水を開始できること
がその対策となるため，重大事故防止対策の・津波による浸水防止から「低」とし，SRV 再閉失敗を含まない場合を「高」とした。
⑨最終ヒートシンク喪失＋全交流電源喪失（電源盤浸水）
有効性を確認するためのシーケンスには適さ高 低 高 高 d.全 CDF に対して 10%以上又は事故シーケンスグループの中で最も CDF の高＋RCIC 失敗ない。
いシーケンスを「高」とした。また，全 CDF に対して 0.1%未満のシーケンス⑩最終ヒートシンク喪失＋全交流電源喪失（電源盤浸水）
を「低」とした。
高 低 低 中以上より，①を重要事故シーケンスとして選定。
＋SRV 再閉失敗◎ ①過渡事象＋高圧注水失敗＋低圧注水失敗－－－－
高圧・低圧 －
注水機能
喪失
－
－
－
－

高圧注水
・減圧
機能喪失

◎ ①過渡事象＋高圧注水失敗＋原子炉減圧失敗

中 高 高 高－ ②過渡事象＋SRV 再閉失敗＋高圧注水失敗＋原子炉減圧失敗

中 高 低 低－ ③通常停止＋高圧注水失敗＋原子炉減圧失敗－ ④通常停止＋SRV 再閉失敗＋高圧注水失敗＋原子炉減圧失敗

・減圧自動化ロジック（残留熱除去系ポンプ吐出
圧確立+原子炉水位低（レベル 1）+ 600 秒経過 中 低 高 低で SRV4 弁開放）
・高圧代替注水系
中 低 低 低・残留熱除去系（低圧注水，除熱）－ ⑤サポート系喪失＋高圧注水失敗＋原子炉減圧失敗

高 低 高 低⑥サポート系喪失＋SRV 再閉失敗＋高圧注水失敗＋原子炉減圧失敗

高 低 低 低－◎ ①全交流電源喪失（外部電源喪失＋DG 喪失）－②全交流電源喪失（外部電源喪失＋DG 喪失）＋最終ヒートシンク喪失

全交流動力
電源喪失
－ ③全交流電源喪失（外部電源喪失＋DG 喪失）＋RCIC 失敗－④全交流電源喪失（外部電源喪失＋DG 喪失）＋最終ヒートシンク喪失＋RCIC 失敗－ ⑤外部電源喪失＋直流電源喪失－ ⑥最終ヒートシンク喪失＋全交流電源喪失＋直流電源喪失

a.主要な事故シーケンスのカットセットに共通原因故障が含まれている事故シーケンスを「中」とした。その上でサポート系喪失（1 系統）は，起因事象の時点で系統間の機能の依存性によって同区分の複数の設備が機能喪失することから「高」とした。
b.過渡事象（全給水喪失事象）は原子炉水位低（L3）が事象進展の起点となるため，通常水位から原子炉停止に至る手動停止，サポート系喪失と比較して事象進展が早い。このため過渡事象を起因とするシーケンスを「高」とした。手動停止，サポート系喪失は通常水位から原子炉停止に至るため，水位の低下後に原子炉停止に至る過渡事象よりも事象進展が遅いことから「低」とした。
c. SRV 再閉失敗を含む場合は SRV から一定程度減圧されるため，バックアップ
手段による減圧を実施した場合，再閉成功の場合よりも速やかに低圧状態に移行でき，低圧系での注水を開始できることから「低」とし，SRV 再閉失敗を含まない場合を「高」とした。
d.全 CDF に対して 10%以上又は事故シーケンスグループの中で最も CDF の高いシーケンスを「高」とした。また，全 CDF に対して 0.1%未満のシーケンスを「低」とした。

a.⑤,⑥ではサポート系 1 区分の喪失を起因としているが，他の区分は健全であるため，対応手段が著しく制限される状態ではない。
b, c.両着眼点について「高」と考えたシーケン
スとして①を抽出。
d.頻度の観点では①が支配的となった。
以上より，①を重要事故シーケンスとして選定。

・原子炉隔離時冷却系（所内直流電源設備の確保）
・高圧代替注水系
a.全シーケンスに共通であるため選定理由から
・手動減圧
高 低 － 中除外した。
・低圧代替注水系（常設）（復水補給水系）b,c.シーケンスとしては事象発生後の余裕時間
・代替格納容器冷却スプレイ系の観点で③～⑥が厳しいが，③～⑥において・代替原子炉補機冷却系（熱交換ユニット+代替
a.主要な事故シーケンスのカットセットに共通原因故障が含まれていること及代替高圧注水系による注水や，常設代替直流
原子炉補機冷却海水ポンプ）
び，全交流電源喪失や直流電源喪失に至るシーケンスでは，電源を必要とする電源設備によって RCIC を運転する場合，事・格納容器圧力逃がし装置等
多くの機能が喪失することから「高」とした。
象発生直後から蒸気駆動の高圧注水系で対応
・常設代替交流電源設備
高 低 － 中 b.RCIC による注水に期待できないシーケンスを「高」とし，期待できるシーケ
し，除熱を実施することから，①～⑥の事象
・常設代替直流電源設備
ンスを「低」とした。
進展に差異は表れない。
・可搬型代替注水ポンプ（水源補給，低圧注水）
c.原子炉圧力容器内が高圧状態で推移する点は同等であり，電源喪失後，少なくd.頻度の観点では⑥が支配的となったが，このとも蒸気駆動の高圧注水及び制御用直流電源を確保すれば必要な設備容量は
要因は津波に伴う浸水によるものであり，浸同等であることから「－」とした。
高 高 － 低水防止がその対策となるため，重大事故防止
・高圧代替注水系
d.全 CDF に対して 10%以上又は事故シーケンスグループの中で最も CDF の高対策の有効性を確認するためのシーケンスに・上記の点線枠内の対策
いシーケンスを「高」とした。また，全 CDF に対して 0.1%未満のシーケンスは適さない。
高 高 － 中を「低」とした。
・原子炉隔離時冷却系（所内直流電源設備の確保）
高 高 － 低・高圧代替注水系
・上記の点線枠内の対策
・津波による浸水防止（津波に伴ってシーケンス 高 高 － 高が発生した場合）

以上，①～⑥の事象進展に差異が表れないこと等を踏まえた上で，ガイドの主要解析条件を参照し，①を重要事故シーケンスとして選定。

※1 ◎は選定した重要事故シーケンスを示す。 ※2 地震 PRA では多重化された機器を完全従属としていることから，多重化された機器の損傷が生じるカットセットでは共通原因故障が生じるものとした。
61

解釈の事故シーケンス
グループ

主要な事故シーケンス※1

a

b

c

d

中 中 低 高－ ②過渡事象＋SRV 再閉失敗＋崩壊熱除去失敗

中 中 低 低－ ④通常停止＋SRV 再閉失敗＋崩壊熱除去失敗－ ⑤サポート系喪失＋崩壊熱除去失敗－ ⑥サポート系喪失＋SRV 再閉失敗＋崩壊熱除去失敗－ ⑦小 LOCA＋崩壊熱除去失敗

中 低 低・代替格納容器冷却スプレイ系
・代替原子炉補機冷却系(熱交換ユニット+代 中 低 低替原子炉補機冷却海水ポンプ)
・格納容器圧力逃がし装置
高 低 低・可搬型代替注水ポンプ(水源補給)
・手動減圧
高 低 低
・低圧代替注水系(常設)(復水補給水系)
・常設代替交流電源設備
中 高 高

中
低
中
低
低

－ ⑧中 LOCA＋RHR 失敗

中 高 高 低－ ⑨大 LOCA＋RHR 失敗

中 高 高 低◎ ①過渡事象＋原子炉停止失敗

・代替制御棒挿入機能
・代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能
・ほう酸水注入系
・高圧炉心注水系
・原子炉隔離時冷却系・残留熱除去系－ ②小 LOCA＋原子炉停止失敗
原子炉停止
機能喪失
－ ③中 LOCA＋原子炉停止失敗－ ④大 LOCA＋原子炉停止失敗－ ①小 LOCA＋高圧注水失敗＋低圧注水失敗

LOCA 時
注水機能喪失着眼点と重要事故シーケンス選定の考え方◎ ①過渡事象＋崩壊熱除去失敗－ ③通常停止＋崩壊熱除去失敗

崩壊熱除去
機能喪失

対応する主要な炉心損傷防止対策(下線は有効性を確認する主な対策)－ ②小 LOCA＋高圧注水失敗＋原子炉減圧失敗◎ ③中 LOCA＋HPCF 注水失敗＋低圧 ECCS 注水失敗

－ ④中 LOCA＋HPCF 注水失敗＋原子炉減圧失敗

格納容器バイパ◎ ①インターフェイスシステム LOCA(ISLOCA)ス(ISLOCA)※1 ◎は選定した重要事故シーケンスを示す。

備考(a：共通原因故障※2 又は系統間機能依存性,
b：余裕時間, c：設備容量, d：代表性)選定した重要事故
シーケンスと選定理由

a.⑤,⑥ではサポート系 1 区分の喪失を起因
a.主要な事故シーケンスのカットセットに共通原因故障が含まれている事としているが，他の区分は健全であるた
故シーケンスを「中」とした。その上でサポート系喪失(1 系統)は，起因
め，対応手段が著しく制限される状態で事象の時点で系統間の機能の依存性によって同区分の複数の設備が機能はない。
喪失することから「高」とした。
b, c.⑦～⑨の両着眼点について LOCA を
b.過渡事象(全給水喪失事象)は手動停止，サポート系喪失と比較して事象進「高」としたが，これらは LOCA から派
展が早いことから「中」とした。また，LOCA は直接 D/W に蒸気が放生したシーケンスであって，崩壊熱除去
出されるため，格納容器圧力上昇の観点で厳しいと考え「高」とした。
機能喪失に対する対策の有効性を確認す
手動停止，サポート系喪失は通常水位から原子炉停止に至るため，水位るシーケンスとしては適切でないと考えの低下後に原子炉停止に至る過渡事象よりも事象進展が遅いことからる。LOCA を起因とするシーケンスにつ「低」とした。
いては崩壊熱除去機能の代替手段も含め
c. LOCA は直接 D/W に蒸気が放出されるため，S/C での蒸気凝縮に十分にて他のシーケンスグループで評価する。
期待できない分格納容器圧力上昇の観点で厳しいと考え「高」とした。
よって，b の事象対応の余裕時間の観点
他の起因事象については，崩壊熱除去に関する設備容量に差異は無いとで①②が厳しい。
考え「低」とした。
d.頻度の観点では①が支配的となった。
d.全 CDF に対して 10%以上又は事故シーケンスグループの中で最も CDFの高いシーケンスを「高」とした。また，全 CDF に対して 0.1%未満の以上より，①を重要事故シーケンスとしてシーケンスを「低」とした。
選定。

a.全シーケンスに共通であるため選定理由
中 高 中 高 a.主要な事故シーケンスのカットセットに共通原因故障が含まれている事から除外した。
b, c.②～④は LOCA から派生したシーケン
故シーケンスを「中」とした。
スであって，反応度制御が重要となる原b.過渡事象(主蒸気隔離弁閉)は LOCA と比較して反応度投入に伴う出力抑子炉停止機能喪失事象への対策の有効性制の観点で厳しく，大 LOCA は LOCA 後の水位低下の観点で厳しいとを確認するシーケンスとしては適切でな考えられることから「高」とし，中小 LOCA については「中」とした。
中 中 中 低
いと考える。LOCA に伴う水位低下の影
c.停止機能の設備容量については事故シーケンス間に有意な差が無いと考響については他のシーケンスグループでえられるが，原子炉内が中圧～高圧で維持されるシーケンスでは注水可評価している。このため，反応度投入に能な系統が高圧に限定されることから，RCIC の使用可能性も考慮し，伴う出力抑制の観点で厳しい①が評価対
過渡事象及び小 LOCA を「中」とし，中 LOCA については「高」，大中 中 高 低象として適切なシーケンスと考える。
LOCA については「低」とした。
d.全 CDF に対して 10%以上又は事故シーケンスグループの中で最も CDF d.頻度の観点では①が支配的となった。
の高いシーケンスを「高」とした。また，全 CDF に対して 0.1%未満の以上より，①を重要事故シーケンスとしてシーケンスを「低」とした。
中 高 低 低選定。

a.主要な事故シーケンスのカットセットに共通原因故障が含まれている事
故シーケンスを「中」とした。
a.全シーケンスに共通であるため選定理由
b.中LOCA の方が事象進展が早いことから「高」とし，小 LOCA を「低」・手動減圧から除外した。
とした。
・低圧代替注水系(常設)(復水補給水系)
b, c.両着眼点について「高」と考えたシー
中低低低・代替格納容器冷却スプレイ系
c 減圧に用いる SRV は十分な台数が備えられている一方，低圧注水の代替
ケンスとして③を抽出。
・代替原子炉補機冷却系(熱交換ユニット+代となる設備容量は低圧 ECCS より少ない。このため代替となる設備容量
d.頻度の観点では③が支配的となった。
替原子炉補機冷却海水ポンプ)の観点で低圧 ECCS 失敗を含むシーケンスが厳しいと考え，「高」とし，中 高 高 高・格納容器圧力逃がし装置
原子炉減圧失敗を含むシーケンスを「低」とした。
以上より，③を重要事故シーケンスとして・可搬型代替注水ポンプ(水源補給)
d.全 CDF に対して 10%以上又は事故シーケンスグループの中で最も CDF選定。
の高いシーケンスを「高」とした。また，全 CDF に対して 0.1%未満の
中 高 低 低シーケンスを「低」とした。
中 低 高 低・ISLOCA 発生箇所の隔離・高圧炉心注水系
・手動減圧・低圧炉心注水系－ － － －

抽出されたシーケンスが 1 つであることから着眼点に照らした整理は行わ①を重要事故シーケンスとして選定。
ず，全ての着眼点について「－」とした。

※2 地震 PRA では多重化された機器を完全従属としていることから，多重化された機器の損傷が生じるカットセットでは共通原因故障が生じるものとした

62

5.2.1 格納容器破損防止対策の評価対象とするプラント損傷状態(PDS)の選定
解釈で想定する
格納容器破損モード

雰囲気圧力・温度による静的負荷(格納容器過圧破損)

破損モード別CFF(/炉年)

2.0×10-10

１
雰囲気圧力・温度による静的負荷(格納容器過温破損)

高圧溶融物放出/格
2 納容器雰囲気直接
加熱

原子炉圧力容器外
3 の溶融燃料-冷却材
相互作用4

溶融炉心・コンクリ
ート相互作用5 水素燃焼6.1×10-9

1.1×10-12

2.7×10-13

4.5×10-12

－

該当する
PDS

破損モードの CFFに占める割合(%)

TQUV
TQUX
LOCA
長期 TB
TBU
TBP
TBD
TQUV
TQUX
LOCA
長期 TB
TBU
TBP
TBD
TQUV
TQUX
LOCA
長期 TB
TBU
TBP
TBD

< 0.1
9.1
< 0.1
55.0
30.0
7.1
－
11.1
5.6
72.1
4.4
4.1
0.9
1.3
－
0.3
－
100.0
0.3
－
0.3

TQUV

< 0.1

TQUX

8.5

LOCA

77.8

長期 TB

3.6

TBU

6.3

TBP

1.5

以上より，TQUV が最も厳しい PDS となる。

TBD－

※LOCA 事象は一次冷却材の流出を伴い，発生蒸気によるジルコニウム酸化割合が他の低圧破損シーケンスよりも少ないため。

TQUV
TQUX
LOCA
長期 TB
TBU
TBP
TBD

< 0.1
28.9
< 0.1
33.1
31.9
7.1
－

【事象(MCCI に寄与する溶融炉心のエネルギーの大きさ)の厳しさ】
・MCCI の観点からは，格納容器下部に落下する溶融炉心の割合が多くなる原子炉圧力容器が低圧で破損に至るシーケンスが厳しい。この観点で，高圧の状態が維持される TQUX 及び TBD，TBU，長期 TB を選定対象から除外した。
・LOCA はペデスタルへの冷却材の流入の可能性があり，MCCI の観点で厳しい事象ではないと考えられるため，選定対象から除外した。
・過渡事象のうち，原子炉の水位低下が早い事象を選定することで対応が厳しいシーケンスとなる。

TQUV

－

TQUX

－

LOCA

－

長期 TB

－

TBU

－

TBP

－

TBD

－

最も厳しい PDS の考え方

【事象進展(過圧・過温)緩和の余裕時間及び設備容量の厳しさ】
・TQUX，TQUV，TB の各シナリオと比較し，LOCA は一次冷却材の流出を伴うことから水位低下が早く，事象進展が早い。
・過圧破損については長期 TB や TBU が支配的であることから，全交流動力電源喪失の寄与が高い。
・過圧破損については対策として格納容器の除熱が必要となる。
・過温破損については LOCA の寄与が高い。
・過温破損については対策として格納容器(損傷炉心)への注水が必要となる。
・LOCA に ECCS 注水機能喪失及び全交流動力電源喪失を加えることで，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，格納容器破損防止対策を講じるための対応時間が厳しいシナリオとなる。また，格納容器への注水・除熱対策の有効性を網羅的に確認可能なシナリオとなる。

選定した
PDS

LOCA
+
SBO

以上より，LOCA に全交流動力電源喪失事象(SBO)を加え，過圧及び過温への対策の有効性を総合的に評価するための PDS とする。

【事象進展緩和(減圧)の余裕時間の厳しさ】
・長期 TB は事象初期において RCIC による冷却が有効なシーケンスであり，減圧までの時間余裕の観点では TQUX，TBD，TBU の方が厳しい。
・高圧状態で炉心損傷に至る点では TQUX，TBD，TBU に PDS 選定上の有意な違いは無い。

TQUX

以上より，最も厳しい PDS から，TQUX を代表として選定した。
【事象(FCI における発生エネルギーの大きさ)の厳しさ】
・溶融炉心落下時の発生エネルギーは，格納容器下部の水中に落下する溶融炉心の量が多く，溶融炉心の保有エネルギーが大きいほど大きくなる。この観点から，
高圧の状態が維持される TQUX 及び TBD，TBU，長期 TB は選定対象から除外した。
・LOCA は，炉内での蒸気の発生状況の差異から，酸化ジルコニウムの質量割合が他の低圧破損シーケンス(TQUV，TBP)より小さくなり※，デブリの内部エネル
ギーが小さくなると考えられる。また，LOCA では破断口から高温の冷却材が流出し，ペデスタル部に滞留する。FCI は低温の水に落下する場合の方が厳しい
TQUV事象であることから，LOCA を選定対象から除外した。
・過渡事象のうち，原子炉の水位低下が早い事象を選定することで対応が厳しいシーケンスとなる。

TQUV

以上より，TQUV が最も厳しい PDS となる。
【有効性評価に関する審査ガイドの選定基準等との整合】・審査ガイド 3.2.3(4)b.(a)では「PRA に基づく格納容器破損シーケンスの中から水素燃焼の観点から厳しいシーケンスを選定する。」と記載されているが，柏崎
刈羽原子力発電所 6 号炉及び 7 号炉では格納容器内を窒素で置換しているため，水素燃焼による格納容器破損シーケンスは抽出されない。このため，最も可燃限界への到達が早いと考えられるシーケンスを考慮し，有効性評価では 7 日以内に可燃限界に至らないことを示す。
【事象の厳しさ(酸素濃度の上昇の早さ)】
・格納容器内が窒素置換され，初期酸素濃度が低く保たれていることから，水素燃焼防止の観点からは酸素濃度が重要になる。
・酸素濃度を厳しく見積もる観点では，過剰に水素を発生させることなく，かつ，酸素が体積の小さな領域に集中する場合が厳しい事故シナリオとなる。
・この観点で，炉心損傷には至るが原子炉圧力容器は破損せず，ドライウェルに比べて体積が小さく濃度が上昇しやすいサプレッション・チェンバにおいて水素・酸素の蓄積量が多くなる状況が水素燃焼の評価の観点では厳しい。
・炉心損傷割合を小さく見積もる水位低下事象という観点から，低圧で炉心損傷に至る場合よりも水位低下の遅い，高圧で炉心損傷に至るシーケンスを選定する。
また，過剰な水素の発生を抑える観点から，炉心損傷後に炉内への注水を実施する。注水のタイミングを炉心損傷後とする観点から，全交流動力電源喪失を事象に加え，代替電源及び代替注水系によって炉内に注水し，過剰な水素の発生を抑制するシナリオとした。
【その他の考慮事項】
・S/C の圧力が上昇すると，真空破壊弁によって D/W 側に S/C 内の圧力(気体)が移行するが，これを考慮しても酸素の濃度上昇の観点では S/C 側の方が厳しい。
以上より，TBU が最も厳しい PDS となる。

63

TBU

5.2.2 格納容器破損防止対策の評価事故シーケンスの選定
格納容器破損モード

評価対象とした PDS

雰囲気圧力・温度による静的負荷(格納容器
過圧破損)

LOCA
+
SBO

雰囲気圧力・温度による静的負荷(格納容器
過温破損)

LOCA
+
SBO

高圧溶融物放出/格納
容器雰囲気直接加熱

TQUX

該当する事故シーケンス※1

格納容器破損防止対策◎ 大 LOCA＋HPCF 注水失敗＋低圧 ECCS 注水失敗＋損傷炉心冷却失敗＋(デブリ冷却成功)＋RHR 失敗－ 中 LOCA＋HPCF 注水失敗＋低圧 ECCS 注水失敗＋損傷炉心冷却失敗＋(デブリ冷却成功)＋RHR 失敗－ 中 LOCA＋HPCF 注水失敗＋原子炉減圧失敗＋損傷炉心冷却失敗＋(デブリ冷却成功)＋RHR 失敗－ 小 LOCA＋高圧注水失敗＋低圧注水失敗＋損傷炉心冷却失敗＋(デブリ冷却成功)＋RHR 失敗－ 小 LOCA＋高圧注水失敗＋原子炉減圧失敗＋損傷炉心冷却失敗＋(デブリ冷却成功)＋RHR 失敗◎ 大 LOCA＋HPCF 注水失敗＋低圧 ECCS 注水失敗＋損傷炉心冷却失敗＋下部 D/W 注水失敗
－ 中 LOCA＋HPCF 注水失敗＋低圧 ECCS 注水失敗＋損傷炉心冷却失敗＋下部 D/W 注水失敗
－ 中 LOCA＋HPCF 注水失敗＋原子炉減圧失敗＋損傷炉心冷却失敗＋下部 D/W 注水失敗
－ 小 LOCA＋高圧注水失敗＋低圧注水失敗＋損傷炉心冷却失敗＋下部 D/W 注水失敗
－ 小 LOCA＋高圧注水失敗＋原子炉減圧失敗＋損傷炉心冷却失敗＋下部 D/W 注水失敗
◎ 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・損傷炉心冷却失敗＋DCH 発生－ 過渡事象＋SRV 再閉失敗＋高圧注水失敗＋原子炉減圧失敗＋炉心損傷後の原子炉減圧・損傷炉心冷却失敗＋DCH 発生－ 通常停止＋高圧注水失敗＋原子炉減圧失敗＋炉心損傷後の原子炉減圧・損傷炉心冷却失敗＋DCH 発生－ 通常停止＋SRV 再閉失敗＋高圧注水失敗＋原子炉減圧失敗＋炉心損傷後の原子炉減圧・損傷炉心冷却失敗＋DCH 発生－ サポート系喪失＋高圧注水失敗＋原子炉減圧失敗＋炉心損傷後の原子炉減圧・損傷炉心冷却失敗＋DCH 発生－ サポート系喪失＋SRV 再閉失敗＋高圧注水失敗＋原子炉減圧失敗＋炉心損傷後の原子炉減圧・損傷炉心冷却失敗＋DCH 発生◎ 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－ 過渡事象＋SRV 再閉失敗＋高圧注水失敗＋低圧注水失敗＋損傷炉心冷却失敗＋FCI 発生

原子炉圧力容器外の溶融燃料-冷却材相互
作用

TQUV

－ 通常停止＋高圧注水失敗＋低圧注水失敗＋損傷炉心冷却失敗＋FCI 発生－ 通常停止＋SRV 再閉失敗＋高圧注水失敗＋低圧注水失敗＋損傷炉心冷却失敗＋FCI 発生－ サポート系喪失＋高圧注水失敗＋低圧注水失敗＋損傷炉心冷却失敗＋FCI 発生－ サポート系喪失＋SRV 再閉失敗＋高圧注水失敗＋低圧注水失敗＋損傷炉心冷却失敗＋FCI 発生

溶融炉心・コンクリー
ト相互作用

・低圧代替注水系(常設)による原子炉 事象進展が早く，格納容器内の圧力，温度上昇
注水の観点で厳しい大 LOCA を選定した。これに合・代替格納容器冷却スプレイ系によ わせて全交流動力電源喪失を想定し，電源の復る格納容器の圧力制御
旧，注水機能の確保等必要となる事故対処設備
・格納容器圧力逃がし装置による除 が多く，格納容器破損防止対策を講じるための熱
対応時間が厳しいシナリオとした。

事象進展が早く，炉心溶融までの時間の観点で厳しい過渡事象を起因とするシーケンスを選定
・原子炉圧力容器破損までに手動操した。また，原子炉圧力容器が高圧で維持され作により原子炉を減圧る SRV 再閉失敗を含まないシーケンスを選定した。
・なし。
(原子炉圧力容器外の溶融燃料-冷 事象進展が早く，炉心溶融までの時間の観点で却材相互作用が発生しても格納容 厳しい過渡事象を起因とするシーケンスを選定
器圧力バウンダリの機能喪失には した。SRV 再閉の成否の影響は小さいと考えら至らない。なお，本事象では，発 れることから，発生頻度の観点で大きいと考え
生時の厳しさの観点からペデスタ られる SRV 再閉失敗を含まないシーケンスをルへの水張りを考慮して有効性評 選定した。
価を実施している。)

TQUV◎ 過渡事象＋高圧注水失敗＋低圧注水失敗＋損傷炉心冷却失敗＋(下部 D/W 注水成功)＋デブリ冷却失敗
事象進展が早く，炉心溶融までの時間の観点で－ 過渡事象＋SRV 再閉失敗＋高圧注水失敗＋低圧注水失敗＋損傷炉心冷却失敗＋(下部 D/W 注水成功)＋デブリ冷却失敗
厳しい過渡事象を起因とするシーケンスを選定
・溶融炉心落下までに格納容器ペデス－ 通常停止＋高圧注水失敗＋低圧注水失敗＋損傷炉心冷却失敗＋(下部 D/W 注水成功)＋デブリ冷却失敗
した。SRV 再閉の成否の影響は小さいと考えら
タルへの水張り及び落下後の崩壊熱れることから，発生頻度の観点で大きいと考え－ 通常停止＋SRV 再閉失敗＋高圧注水失敗＋低圧注水失敗＋損傷炉心冷却失敗＋(下部 D/W 注水成功)＋デブリ冷却失敗除去に必要な流量での注水られる SRV 再閉失敗を含まないシーケンスを－ サポート系喪失＋高圧注水失敗＋低圧注水失敗＋損傷炉心冷却失敗＋(下部 D/W 注水成功)＋デブリ冷却失敗
選定した。
－ サポート系喪失＋SRV 再閉失敗＋高圧注水失敗＋低圧注水失敗＋損傷炉心冷却失敗＋(下部 D/W 注水成功)＋デブリ冷却失敗

TBU

酸素濃度を厳しく見積もる観点では，酸素が体積の小さな領域に集中する場合が厳しい事故シ
ナリオとなる。この観点で，炉心損傷には至る
・窒素置換による格納容器雰囲気の不が原子炉圧力容器は破損せず，ドライウェルに活性化
比べて体積が小さく濃度が上昇しやすいサプレ
ッション・チェンバにおいて水素・酸素の蓄積量が多くなるシーケンスを選定した。

◎ 全交流動力電源喪失(外部電源喪失＋DG 喪失)＋RCIC 失敗＋格納容器破損回避(圧力容器破損なし)→可燃限界到達まで維持
水素燃焼

評価事故シーケンス選定の考え方－ 全交流動力電源喪失(外部電源喪失＋DG 喪失)＋RCIC 失敗＋格納容器破損回避(圧力容器破損あり)→可燃限界到達まで維持※1 ◎は選定した重要事故シーケンスを示す。

64

6. 最長許容炉心露出時間及び水位不明判断曲線「最長許容炉心露出時間」
手順書に記載している原子炉停止後の経過時間と炉心の健全性が確保される時間（最長許容炉心露出時間）の関係図「水位不明判断曲線」
手順書に記載しているドライウェル空間部温度と原子炉圧力の関係図

65

7. 原子炉水位及びインターロックの概要

圧力容器基準点（底部）からの水位

主なインターロック等

Ｌ－8

約 13．9ｍ

原子炉隔離時冷却系トリップ

Ｌ－3

約 12．9ｍ

Ｌ－2

原子炉スクラム
ＲＩＰ4 台トリップ
原子炉隔離時冷却系自動起動（給水機能）

約 11．7ｍ

ＲＩＰ6 台トリップ
主蒸気隔離弁閉

Ｌ－1．5

約 10．2ｍ

高圧炉心注水系自動起動
原子炉隔離時冷却系自動起動（ＥＣＣＳ機能）

Ｌ－1

約 9．4ｍ

低圧注水系自動起動

ＴＡＦ

約 9ｍ

有効燃料頂部

66

8.有効性評価における LOCA 時の破断位置及び口径設定の考え方について
重大事故等対策の有効性評価において LOCA 事象を想定する場合の破損位置及び口径設定の考え方については，以下のとおりである。
１．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(1) LOCA 時注水機能喪失① 破損位置
本事故シーケンスにおいて，燃料破裂が発生しない範囲の破損面積（1cm2）を考慮し，ＥＣＣＳのような大配管を除いた中小配管（計測配管を除く）のうち配管断面積が近く，水頭圧により流出量が大きくなる原子炉圧力容器下部のドレン配管を選定した。
② 破損面積破損面積は，燃料破裂が発生しないことが確認できる面積である 1cm2 とする。
破損面積

被覆管の最高温度

1.0 cm2

約 882℃

1.1 cm2

約 895℃

燃料破裂発生

1.2 cm2

約 894℃

同上

1.3 cm2

約 895℃

同上67

備考

(2) 格納容器バイパス（インターフェースシステムＬＯＣＡ）① 破断位置原子炉冷却材圧力バウンダリと接続された系統で，高圧設計部分と低圧設計部分のインターフェイスとなる配管のうち，隔離弁の故障等により低圧設計部分が過圧され破断する事象を想定する。
図 1-1 に JEAG4602 に記載されている標準ＡＢＷＲの原子炉圧力材冷却バウンダリを示す。原子炉から格納容器外に接続する主な配管は下記のとおりとなる。
・ＲＣＩＣ蒸気配管
・給水系注入配管
・ＬＰＦＬ注入配管
・ＨＰＣＦ注入配管
・原子炉冷却材浄化系吸込み配管
・炉水試料採取系吸込み配管
・ＲＨＲ停止時冷却モード戻り配管
・ＲＨＲ停止時冷却モード吸込み配管
・制御棒駆動機構注入配管
・ヘッドスプレイ配管
・主蒸気配管・計測用配管高圧バウンダリのみで構成されているＲＣＩＣ蒸気配管，原子炉冷却材浄化系吸込み配管，および主蒸気配管はインターフェースシステムＬＯＣＡ（ＩＳＬＯＣＡ）の対象としない。発生頻度の観点から，３弁以上の弁で隔離されている給水系配管，およびヘッドスプレイ配管は評価の対象としない。影響の観点から，配管の口径が小さい炉水試
料採取系吸込み配管，制御棒駆動機構注入配管，計測用配管は評価の対象としない。また，ＲＨＲ停止時冷却モード戻り配管は，ＬＰＦＬ注入配管と共用しており評価の対象としていない。
以上より，評価対象の配管は次の３通りとなる。
・ＬＰＦＬ注入配管
・ＲＨＲ停止時冷却モード吸込み配管
・ＨＰＣＦ注入配管
このうち，破断対象としては，運転中に弁の開閉試験を実施する系統のうち最も配管径が大きいＨＰＣＦ注水配管とする。
② 破断口径
運転中に弁の開閉試験を実施する系統のうち最も配管径が大きい高圧炉心注水系の吸込配管(400A 配管)とする。

68

図 1-1 原子炉圧力材冷却バウンダリ③ 評価対象のＩＳＬＯＣＡ発生確率
ＰＲＡでは，主に原子炉圧力容器から低圧設計配管までの弁数及びサーベランス
時のヒューマンエラーによる発生可能性の有無を考慮し，ＩＳＬＯＣＡの発生確率が高いと考えられるＨＰＣＦ注入配管，ＲＣＩＣ注入配管，ＲＨＲ停止時冷却モー
ド吸込み配管について，各々の箇所でのＩＳＬＯＣＡ発生確率を算出している。
（考
え方は，平成２６年７月２２日
係る審査会合第１２５回

原子力発電所の新規制基準適合性に添付資料 3.1.1.b-8 及び添付資料 3.1.1.b-9 参照）

資料３－２

下表の整理の通り，ＰＲＡ上は低圧設計配管までの弁数が少なく，サーベランス
時のヒューマンエラーによる発生可能性が考えられるＨＰＣＦ注入配管でのＩＳＬ
ＯＣＡ発生確率が最も高い。
表

低圧設計配管までの弁数と運転中定例試験の有無

系統
HPCF
RCIC
LPFL 注入ライン*1
RHR SHC 吸込み

低圧設計配管までの弁数
2弁
3 弁*2
3 弁*2
2弁

運転中定例試験の有無
有有有無*1 ： PRA では ISLOCA 発生確率が低い箇所としてスクリーンアウトしている。
*2 ： 給水系の逆止弁は考慮していない。

69

２．重大事故(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）① 破断位置破断箇所は，原子炉内の保有水量を厳しく評価する観点から選定する。許認可解析条件（非常用 D/G 等結果を最も厳しくする単一故障を考慮）での RPV に接続する各種配管破断解析（SAFER による解析）において，給水配管破断（HPCF+2LPFL
作動，破断面積：約 839cm2）に比べて RHR 配管破断（RCIC+HPCF+2LPFL 作
動，破断面積：約 769cm2）は破断面積が小さく，作動 ECCS 系統が多いにも関らず，原子炉内保有水量の低下は早い。（図 2-1 参照）
なお，原子炉内保有水量が最も少なくなるのは HPCF 配管破断であるが，単一故障の想定によって健全側の HPCF の機能喪失を仮定していることから高圧注水系の作動台数が少なく，また，配管接続位置が最も低いことにより，結果として保有水量は他の事象に比べて最も低下するとの結果を与える。設計基準事故（原子炉冷却材の喪失）では，この HPCF 配管破断を選定している。
本有効性評価では，非常用炉心冷却系の機能喪失を前提としているため，破断箇所の想定は初期の保有水量の低下が早い箇所を選定することが事象の進展の早さという点で最も厳しい条件を与えることとなり，よって，残留熱除去系の吸込配管を破断箇所として選定することとした。
なお，ドレン配管破断については，破断口径が 65A と他に比べて小さいが，有効
燃料棒頂部より下部に位置する配管であり，サプレッション・プールを水源とする
非常用炉心冷却系のいずれかが使用可能である場合は，厳しい事象にはなり得ない
ものの，炉心冠水後も継続して原子炉圧力容器から格納容器内への流出が継続することとなる。非常用炉心冷却系の機能喪失を前提に外部水源（復水貯蔵槽）による注水を継続する本有効性評価では，格納容器内の水位上昇を早めることとなる。本
影響については③において述べる。
また，図 2-2 に原子炉圧力容器の断面図を示す。

70

図 2-1 各種配管破断時の原子炉内保有水量の変化

給水配管

EL 11,613
EL 10,921 EL 10,921

RHR（SHC）
吸込配管

LPFL配管EL 10,312

HPCF配管炉心

図 2-2 原子炉圧力容器断面図
破断箇所

破断配管位置(mm) ※1

配管口径

破断面積※2

給水配管

EL:11613

300A

839cm2

RHR（SHC）吸込配管

EL:10921

350A

769cm2

LPFL 配管

EL:10921

200A

205cm2

HPCF 配管

EL:10312

200A

127cm2※1 原子炉圧力容器底部から位置※2 スパージャ部又はノズル部で臨界流となるため，破断する配管の面積ではな
くスパージャ部又はノズル部の面積が破断面積となる

71

② 破断口径
配管の両端破断を想定することで，格納容器へのエネルギー放出量が大きくなる
ため，格納容器圧力・温度の観点で厳しくなる。
③

有効燃料棒頂部より下部での LOCA について
大 LOCA の配管破断選定にあたっては，配管の両端破断を想定した上で，破断位
置及び破断面積を考慮し，原子炉内保有水量の観点から最も厳しい残留熱除去系の吸込配管破断を選定している。
一方，非常用炉心冷却系のような大口径配管は存在しないが，有効燃料棒頂部より下部に位置する配管もある。これらは原子炉内保有水量の観点からは厳しくないが，炉心冠水過程において，破断箇所から漏えいした冷却材は格納容器下部へ流入し続けるため，当該配管が破断した場合についても考慮する必要がある。
例えば，原子炉圧力容器下部のドレン配管（65A 配管）の破断を想定した場合は，破断箇所から漏えいした冷却材は，格納容器下部へ流入することから，最終的に格納容器内のサプレッション・プール水位の上昇を早めることになる。以下に原子炉
圧力容器下部のドレン配管が破断した場合の事象進展及び当該事象での格納容器への過温・過圧の影響について考察する。
ａ．原子炉圧力容器下部のドレン配管の破断を想定した場合の事象の進展過程
本事象の概要を以下に示す。前提条件として，大ＬＯＣＡシナリオと同様にECCS 機能喪失及び全交流動力電源喪失を想定する。
1)

原子炉圧力容器下部のドレン配管の破断により原子炉水位が低下するが，ECCS 機能喪失及び全交流動力電源喪失を想定しているため，原子炉注水手段がなく，事象発生約 25 分後に炉心損傷に至る。

2)

ほぼ同時刻に原子炉水位が有効燃料棒底部から燃料有効長の 10%高い位置に到達するため，事象発生約 30 分後に逃がし安全弁 2 弁により原子炉減圧を開
始する。

3)

事象発生 2 時間後に，常設代替交流電源設備による受電がされるため，代替低圧注水系（常設）により満水操作を開始する。

4)

事象発生 5 時間後，原子炉満水操作完了することから，低圧代替注水系（常設）による崩壊熱相当量の原子炉注水を行う。

5)

原子炉圧力容器下部のドレン配管が破断していることから，原子炉水位は徐々に低下し，炉心露出によるリロケーションによって，溶融炉心は下部プレナ
ム部へ移行する。

6)

事象発生約 11 時間後に，原子炉圧力容器破損に至り，溶融炉心は下部ドライ
ウェルに落下する。

7)

原子炉格納容器圧力を制御するため，格納容器圧力(465～390kPa)にて代替格
納容器スプレイ冷却系による間欠スプレイを開始する。格納容器圧力が72

390kPa 以下の場合は，原子炉注水，下部ドライウェル注水を実施する。
8)

注水によりサプレッション・プール水位は上昇することから，W/W ベントラ
インに到達する前に代替格納容器スプレイ冷却系を停止する。

9)

事象発生約 41 時間後に，格納容器圧力の上昇により 2Pd に到達する前に
W/W ベントを実施し，その後は崩壊熱相当の注水量によるフィードアンドブ
リードを継続し，燃料は下部ドライウェルにて冠水された状態にて冷却が継続する。

b. 評価結果
本事象における格納容器圧力，温度の推移を図 2-3,4 に示す。本事象におけるサプレッション・チェンバのラインを経由した場合の格納容器圧力逃がし装置又は代替格納容器圧力逃がし装置によるベント時の大気中への Cs－137 の総放出量は
約 4.2×10-3TBq である。
また，サプレッション・チェンバのラインを経由した場合の耐圧強化ベント系によるベント時の大気中への Cs-137 の総放出量は約 4.2TBq である。
c．雰囲気圧力・温度による静的負荷評価シナリオ（大 LOCA）に対する原子炉圧力容器下部のドレン配管の破断の事象の包絡性について
図 2-3,4 に示すとおり，格納容器圧力及び格納容器温度の上昇は，下部ドライウ
ェルの溶融炉心落下時の一時的な圧力上昇はあるものの，全般的な静的な過圧・過温という観点では，今回選定した大 LOCA シナリオより緩慢に推移することから，大 LOCA シナリオの方が，格納容器の過圧・過温という観点でも厳しくなる。
よって，圧力容器下部のドレン配管の破断は，雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）として想定した大 LOCA シナリオに包絡される事象となる。
本事象のベント時間は事象開始後約 41 時間であり，大 LOCA シナリオの事象開始
後約 25 時間より長く，実効線量は減衰の効果により小さくなる。
一方，本事象におけるサプレッション・チェンバのラインを経由した場合の格納
容器圧力逃がし装置又は代替格納容器圧力逃がし装置によるベント時の大気中への Cs－137 の総放出量は約 4.2×10-3TBq であり，大 LOCA シナリオの Cs-137 の
総放出量の約 2.5×10-3TBq を若干上回ることとなる。また，サプレッション・チ
ェンバのラインを経由した場合の耐圧強化ベント系によるベント時の大気中へのCs-137 の総放出量は約 4.2TBq であり，大 LOCA シナリオの Cs-137 の総放出量の約 2.5TBq を若干上回ることとなる。
なお，本事象において「溶融炉心・コンクリート相互作用」によるペデスタルのコンクリート侵食は発生しないことから，「3.6 溶融炉心・コンクリート相互作用」の評価結果以下となる。

73

0.8

0.8
ドライウェル

格納容器圧力(ＭＰａ[gage])

ドライウェル0.6

格納容器圧力(ＭＰａ[gage])

サプレッション・チェンバ0.4

サプレッション・チェンバ

0.6

0.4

0.2

0.2

0.0

0.0
0

12

24

36

48

0

60

12

24

36

48

60

事故後の時間(hr)

事故後の時間(hr)

格納容器圧力の時間変化＜RHR 吸込配管破断(大 LOCA)＞＜原子炉圧力容器下部のドレン配管破断＞

図 2-3

格納容器圧力の推移
300

300

ドライウェル
ドライウェル200

格納容器温度(℃)

格納容器温度(℃)

サプレッション・チェンバ
サプレッション・チェンバ

100

200

100

0

0
0

12

24

36

48

60

0

事故後の時間(hr)

12

24

36

48

事故後の時間(hr)＜RHR 格納容器温度の時間変化
吸込配管破断(大 LOCA)＞＜原子炉圧力容器下部のドレン配管破断＞

図 2-4 格納容器温度の推移

7460

9. 原子炉の減圧操作について
原子炉の減圧には以下の２通りがある。
・ 熱応力による影響を考慮した温度変化率「55℃／ｈ以下」での減圧（通常減圧）→プラント通常起動／停止，事故対応中でも事象進展が緩やかであり原子炉減圧を急ぐ必要が無い場合。
・ 事故操作対応中に熱応力を考慮するよりも事象を収束させるための減圧（急速減圧）→原子炉が高圧状態において高圧注水系機能喪失等により原子炉水位が低下した場合，低圧で注水する設備が確保された場合は，速やかに減圧し炉心冷却を維持する必要がある。
→格納容器の除熱機能喪失が想定される場合には，喪失前に原子炉のエネルギーをサプ
レッション・プール水に落とす必要がある。
通常減圧の場合は，タービンバイパス弁（ＴＢＶ）または主蒸気逃がし安全弁（ＳＲＶ）
により温度変化率「55℃／ｈ以下」で減圧する。
急速減圧の場合は，事故収束に必要な操作のため自動減圧系（ＡＤＳ）「８弁」※１を使用
して減圧する。
※１

ＡＤＳは機能の名称であるため，正確には「ＡＤＳ機能付きＳＲＶ」となる。

運転操作上の「急速減圧」操作の概要は以下の通り。

S/P 水熱容量制限曲線

設計基準事故時

有効燃料棒頂部以下

S/P 水位

Ｄ/Ｗ最高使用温度

運転禁止領域

最高圧力超過原子炉注水確保

制限値超過

超過

原子炉急速減圧
条件成立

ADS 全弁順次開放（ADS8 弁開放）NY
N

ADS＋SRV で
8 弁まで
追加開放
Y

ADS＋SRV
2 弁以上開可能NY

代替減圧手段
原子炉急速減圧

図１

原子炉「急速減圧」操作概要

75

急速減圧操作は，ＡＤＳ「８弁」を手動開放することを第一優先とする。それができな
い場合はＡＤＳ以外のＳＲＶを含めた「８弁」を手動開放する。さらに，それもできない
場合は，急速減圧に必要な最小弁数である「２弁」を手動開放することにより急速減圧す
る。ＳＲＶによる減圧ができない場合は，代替の減圧手段を試みる。
急速減圧に必要な最小弁数「２弁」は，ＬＰＦＬ1 台注水を仮定した場合に燃料被覆管最高温度が 1200℃以下に抑えられることを条件として設定している。
運転員による操作が無い場合でも，事故事象を収束させるための原子炉減圧としては，
自動減圧系（ＡＤＳ）及び重大事故等時の逃がし安全弁作動回路（ＳＡ－ＡＤＳ）の２つがある。概要は以下の通り。
・ ＡＤＳ
非常用炉心冷却系の一部であり，高圧炉心注水系のバックアップ設備として，ＳＲＶを開放し原子炉圧力を速やかに低下させ，低圧注水系の早期注水を促す。
具体的には，「原子炉水位低（Ｌ－１）」及び「格納容器圧力高（13.7kPa[gage]）」
信号が 30 秒間継続し，ＨＰＣＦ又はＲＨＲポンプが運転中であれば，ＡＤＳ８弁が開放する。
・ ＳＡ－ＡＤＳ
非常用炉心冷却系の自動減圧機能が動作しない場合においても，炉心の著しい損傷
及び格納容器の破損を防止する。ＡＤＳの動作信号の内，格納容器圧力高（13.7kPa[gage]）信号が成立しなくても，原子炉の水位が低い状態で一定時間経過した場合は，低圧注水系の起動を条件にＳＡ－ＡＤＳは動作する。
具体的には，「原子炉水位低（Ｌ－１）」信号が 10 分間継続し，ＲＨＲポンプが運転中であれば，ＳＡ－ＡＤＳ４弁※２が開放する。
※２ ＳＡ－ＡＤＳは機能の名称であるため，正確には「ＳＡ－ＡＤＳ機能付きＳＲＶ」となる。

ＳＡ－ＡＤＳは，原子炉水位低（Ｌ－１）に「10 分間」の時間遅れを考慮して，炉心損傷に至らない台数を検討した結果，３弁を開放すれば炉心損傷の制限値（燃料被覆管温度 1200℃以下，被覆管酸化割合 15％以下）を満足するため，余裕として１弁を追加して４弁と設定した。
運転員の操作がなくても原子炉を減圧する機能ではあるが，原子炉停止機能喪失（ＡＴ
ＷＳ）の場合は，原子炉の自動減圧により低温の水が注水されることを防止するため，運転員の判断により自動減圧を阻止及び自己保持回路をリセットするための操作スイッチがある。

76

各ＳＲＶの機能を「表１」に整理する。
表１

ＳＲＶ機能一覧

逃がし弁

安全弁

ＡＤＳ

ＳＡ－ＡＤＳ

○

○

－

－

○

○

○

－

○

○

○

○

機能
ＳＲＶ
（Ｂ）（Ｄ）（Ｅ）（Ｇ）（Ｊ）（Ｋ）（Ｍ）（Ｐ）（Ｓ）（Ｕ）ＳＲＶ（Ａ）（Ｆ）（Ｌ）（Ｒ）ＳＲＶ（Ｃ）（Ｈ）（Ｎ）（Ｔ）

ＡＤＳ及びＳＡ－ＡＤＳは運転員の操作を考慮しないが，運転員が各論理の動作状況を確認できるように警報を発する。ＡＤＳ及びＳＡ－ＡＤＳの動作回路図及び警報発生箇所を以下に示す。

ＡＤＳ／ＳＡ－ＡＤＳ自動起動阻止

原子炉水位低（Ｌ－１）

ＡＤＳ起動信号リセット
ＡＤＳ起動信号リセット
（Ｗ．Ｏ）

警報１

（Ｗ．Ｏ）

（Ｗ．Ｏ）

警報２

Ｔ．Ｄ
(３０sec)

ドライウェル圧力高
警報５
警報３

ＡＤＳ動作
残留熱除去ポンプ（Ａ）
吐出圧力高

残留熱除去ポンプ（Ｂ）
吐出圧力高
警報４

残留熱除去ポンプ（Ｃ）
吐出圧力高
高圧炉心ポンプ（Ｂ）
吐出圧力高

高圧炉心ポンプ（Ｃ）
吐出圧力高

警報１：ＡＤＳ（Ａ）論理タイマ動作
警報２：ＡＤＳ（Ａ）作動（６号炉）
警報３：ＡＤＳ（Ａ）作動（７号炉）
警報４：ＡＤＳ（Ａ）ＥＣＣＳポンプ吐出圧力確立
警報５：主蒸気逃がし安全弁（ＡＤＳ）開・・・弁リミットスイッチより＊Ｂ系の場合は（Ａ）を（Ｂ）に読み替える。

図２

ＡＤＳ動作回路77

ＳＡ－ＡＤＳ起動信号リセット
Ｔ．Ｄ(１０min)ＡＤＳ／ＳＡ－ＡＤＳ自動起動阻止

原子炉水位低（Ｌ－１）

警報１

（Ｗ．Ｏ）
（Ｗ．Ｏ）

警報３

ＳＡ－ＡＤＳ動作
残留熱除去ポンプ（Ａ）
吐出圧力高
警報２

残留熱除去ポンプ（Ｂ）
吐出圧力高
警報１：ＳＡ－ＡＤＳ（Ａ）論理タイマ動作
警報２：ＳＡ－ＡＤＳ（Ａ）ＲＨＲポンプ吐出圧力確立
警報３：ＳＡ－ＡＤＳ（Ａ）作動

残留熱除去ポンプ（Ｃ）
吐出圧力高＊Ｂ系の場合は（Ａ）を（Ｂ）に読み替える。

図３

ＳＡ－ＡＤＳ動作回路

これらの警報により，ＡＤＳまたはＳＡ－ＡＤＳの論理が動作していることを確認し，自動減圧に備える。
なお，ＳＡ－ＡＤＳ動作による自動減圧中に有効燃料棒頂部（ＴＡＦ）を下回った場合
は，運転操作手順書に則り，残りのＡＤＳ４弁を開操作する。

78

10. 他号機との同時被災時における必要な要員及び資源について
柏崎刈羽 6,7 号炉運転中に重大事故が発生した場合，他号炉についても重大事故等が発生すると想定し，他号炉の対応に必要な要員，資源について整理する。
現在，柏崎刈羽 1～5 号炉は，現在停止状態にあり，各プラントで有する燃料からの崩壊
熱の継続的な除去が必要となる。
(1)想定する重大事故等
福島第一原子力発電所の事故及び共通要因による複数炉の重大事故等の発生の可能性を考慮し，柏崎刈羽 1～5 号炉について，全交流動力電源喪失を想定する。
また，不測の事態を想定し，柏崎刈羽 1～5 号炉のうち，いずれかの号炉について内部火災，想定事故 2（使用済燃料プール漏えい）を想定する。
柏崎刈羽 6,7 号炉については，有効性評価の各シナリオの内，水源または燃料を最も消費するシナリオを想定する。
上記に対して，7 日間の対応に必要な要員，必要な資源，6,7 号炉の対応への影響を確認する。
(2)必要となる対応操作及び必要な要員及び資源の整理「(1) 想定する重大事故等」にて必要となる対応操作，必要な要員，7 日間の対応に必要となる資源について,表 1 及び図 1 のとおり整理する。
(3)評価結果
柏崎刈羽 1～5 号炉にて「(1)想定する重大事故等」が発生した場合の必要な要員及び必要な資源についての評価結果を以下に示す。
(a)必要な要員の評価
重大事故発生時に必要な操作については，各号炉の中央制御室に常駐している運転員，自衛消防隊，10 時間以降の発電所外からの参集要員にて対応可能である。
(b)必要な資源の評価
a.水源
1～5 号炉において，7 日間の対応を考慮すると，合計約 385.6m3 の水が必要とな
り，6,7 号炉における使用済燃料プールへの注水は，7 日間の対応を考慮すると，合計約 1,625m3 の水が必要となる(1～7 号炉で合計約 2,010.6m3)。
また，6,7 号炉において，水源の使用量が最も多い崩壊熱除去機能喪失(取水機能が喪失した場合)を想定すると，炉心注水及び格納容器スプレイに使用する分として，
7 日間の対応を考慮すると，号炉あたり合計約 6,100m3 の水が必要となる(6,7 号炉で合計約 12,200m3)。
よって，1～7 号炉にて合計約 14,210.6m3 の水が必要であるが，淡水貯水池において合計約 18,000m3 の水を保有していることから，7 日間の対応が可能である。

79

b.燃料
「(1)想定する重大事故等」では常設代替交流電源設備及び消防車の燃料が必要となるが，更に保守的な想定として，いずれの号炉においても全交流動力電源喪失に至らず，1～5号炉において全出力で非常用ディーゼル発電機(2台)が起動した場合，７日間で号炉あたり6,31,344Ｌの軽油が必要となる(1～5号炉で合計3,156,720Ｌ)。
また，6,7号炉において，燃料の使用量が最も多いＬＯＣＡ時注水機能喪失を想定
すると，非常用ディーゼル発電機(3台)の7日間の運転継続に号炉あたり750,960Ｌ＊，
復水貯蔵槽補給用消防車(2台)の7日間の運転継続に号炉あたり6,048Ｌ＊が必要となる(6,7号炉で合計約1,514,016Ｌ)。
加えて，免震棟ガスタービン発電機及びモニタリングポスト用仮設発電機(3台)の7
日間運転継続にも合計約70,896Ｌの軽油が必要となる。
よって，1～7号炉にて合計約4,741,632Ｌの軽油が必要となるが，発電所内で約5,344,000Ｌの軽油を保有しており，7日間の対応は可能である。
＊：保守的に事象発生直後から運転を想定し，燃費は最大負荷時を想定。
c.電源
常設代替交流電源設備による電源供給により，重大事故等の対応に必要な負荷(計器類)に電源供給が可能である。なお，常設代替交流電源設備による給電ができない
場合に備え，デジタルレコーダ接続等の手順を用意している。
(4)柏崎刈羽 6,7 号炉の重大事故時対応への影響について「(3)評価結果」に示すとおり，重大事故発生時に必要となる対応操作は，各号炉の中央制御室に常駐している運転員，自衛消防隊及び 10 時間以降の発電所外からの参集要員にて対応可能であることから，6,7 号炉の重大事故に対応する要員に影響を与えない。
また，資源については，6,7 号炉で使用する資源を考慮しても，発電所内で保有している資源にて 7 日間の対応が可能である。
以上のことから，柏崎刈羽 1～5 号炉に重大事故等が発生した場合にも，柏崎刈羽 6,7号炉の重大事故時対応への影響はない。

80

表 1 柏崎刈羽 1～5 号炉に重大事故等が発生した場合の対応操作及び必要な要員及び資源必要となる対応操作

対応操作概要対応要員
SBO 継続有無を確認するための非常
非常用ディーゼル発電機等用ディーゼル発電機等の現場確認の現場確認，直流電源の負荷 および，重大事故等の対応に必要な 運転員
制限
負荷（計器類）を確保するため，事象発生後に負荷制限を実施する
建屋内での火災を想定し，当該火災
内部火災に対する消火活動
自衛消防隊
に対する現場確認・消火活動を実施(火災発生した号炉のみ)(運転員を含む)
する

必要な資源

－

○水源
36m3

サイフォン効果による使用済燃料
プール水位の低下に対し，隔離，漏 運転員
えい箇所調査を実施する。

消防車による給水○水源（詳細は表 2 参照）
1 号炉：約 5.2m3
2 号炉：約 3.8m33 号炉：約 308.6m3
消防車による給水を行い，停止中燃
4 号炉：0m3
10 時間以降の発電所
料からの崩壊熱の継続的な除去を外からの参集要員
5 号炉：約 32m3
行う
6 号炉：約 812.5m3
7 号炉：約 812.5m3○燃料
消防車：6,048Ｌ/号炉(18Ｌ/h×24h×7 日×2 台)

常設代替交流電源設備による給電

常設代替交流電源設備による給電・受電操作を実施する

デジタルレコーダ接続等による計器監視常設代替交流電源設備による給電
10 時間以降の発電所ができない場合，デジタルレコーダ 外からの参集要員及接続等による計器監視を適宜行う
び運転員－

燃料給油作業

消防車及び常設代替交流電源設備に給油を行う10 時間以降の発電所
外からの参集要員－

81

使用済燃料プールの漏えい
隔離(使用済燃料プール漏えいが発生した号炉のみ)

緊急時対策要員及び
運転員

－

○燃料
常設代替交流電源設備：約 859,320Ｌ（1,705Ｌ/h×24h×7 日×3 台）

経過時間（時間）
1

2

３

８

９

10

11

12

13

14

15

備考

事象発生

実施箇所・必要人員数
号機

操作項目

直流電源の負荷制限作業開始

運転員
（中操）

運転員
（現場）

２人

－

－

－

プラント状況判断

（２人）

－

－

－

プラント監視

－

２人

－

－

非常用ディーゼル発電機の現場確認
直流電源の負荷制限－－

参集要員にて対応－

デジタルレコーダ接続等による計器監視（給電不可能な場合）

適宜実施

－

－

参集要員にて対応－

消防車による給水（給電不可能な場合）

適宜実施

２人

－

－

－

プラント状況判断

（２人）

－

－

－

プラント監視

－

２人

－

－

火災現場確認

30分

（2人）

－

－

自衛消防隊を現場誘導

10分－（1～2人）－－（1～2人）－－

非常用ディーゼル発電機の現場確認
直流電源の負荷制限

２人

－

－

－

プラント状況判断

（２人）

－

－

－

プラント監視

－

２人

－

－

非常用ディーゼル発電機の現場確認
直流電源の負荷制限

－

（２人）

－

－

使用済燃料プール水位低下現場調査
及び漏洩箇所隔離操作－－

参集要員にて対応－

デジタルレコーダ接続等による計器監視（給電不可能な場合）

適宜実施

－

－

参集要員にて対応－

消防車による給水（給電不可能な場合）

適宜実施

－

（２人）

緊急時対策要員にて対応－

常設代替交流電源設備による給電・受電－－

参集要員にて対応－

燃料給油作業「全交流動力電源喪失」を想定する号炉

82「全交流動力電源喪失
及び火災発生」を想定
する号炉「全交流動力電源喪失
及び使用済燃料プール漏洩」を想定する号炉

緊急時対策要
自衛消防隊員（現場）常設代替交流電源設備による受
電

参集要員による作業開始

１0分

適宜実施

50分

１0分

適宜実施

自衛消防隊にて
消火活動
対応

現場の設備損傷・漏水状況等から、人身安全確保した上で、火災対応とSBO対応を各1名で対応するなど柔軟な対応を行
う。

50分

１0分

適宜実施

５0分

90分

6/7号機の給電を実施後適宜実施

共通

（

適宜実施

）内の数字は他の作業終了後、移動して対応する人員数。

図 1 各作業と所要時間

表 2 各号炉の必要な水量（平成 26 年 10 月時点での崩壊熱により計算）

ＫＫ１
停止中
炉
ＳＦＰ
炉心燃料

装荷済

ＫＫ２
停止中
炉
ＳＦＰ

ＫＫ３
停止中
炉
ＳＦＰ

ＫＫ４
停止中
炉
ＳＦＰ

全燃料取り出 全燃料取り出 全燃料取り出
し
し
し

ＫＫ７
運転中
炉
ＳＦＰ

装荷済

装荷済

装荷済

開放（プール
ゲート開放）

水位

ウェル満水
ウェル満水
ウェル満水
ウェル満水 ＮＷＬ付
NWL
（プールＮＷＬ） （プールＮＷＬ） （プールＮＷＬ） （プールＮＷＬ） 近

83

65℃到達までの時間[hour]
100℃到達までの時間[hour]
必要な注水量[m3@168h]

開放（プール
ゲート開放）

ＫＫ６
運転中
炉
ＳＦＰ

原子炉開放状態

想定するプラン
トの状態

開放（プール
ゲート開放）

ＫＫ５
停止中
炉
ＳＦＰ

開放（プール 未開放（プール 未開放（プール
ゲート開放）
ゲート閉）
ゲート閉）

SBO

SBO

サイフォンによる漏洩+SBO

SBO

67.8

67.7

43.1

71.4

-

163.2

163.0

103.6

171.9

80.7

5.2

3.8

308.6

0

32

未開放（プール
ゲート閉）

NWL

各重要
事故
シーケ
89.2 ンスに
よる
214.7

SBO

0

NWL

各重要
事故
シーケ
16.3 ンスに
よる
39.1

SBO

812.5

SBO
16.3
39.1
812.5

11.運転操作手順書における重大事故対応について
有効性評価の各シナリオについて，運転操作手順書における重大事故対応についてフロー図に示す。

84

高圧・低圧注水機能喪失

事故対応操作補足事項
Ａ：「給水全喪失」事故発生
ＡＯＰの「給水全喪失」により対応する。
原子炉水位低信号によりスクラムしＥＯＰへ移行して対応
するが、その他の必要な操作でＥＯＰに記載のない操作は引き続きＡＯＰ「給水全喪失」事故手順で対応する。
Ｂ：ＥＯＰ「スクラム」制御
最初に「原子炉出力」制御にて原子炉の停止状態を確認する。続いて「原子炉水位」「原子炉圧力」「タービン・電源」の制御を並行して行う。
また、「格納容器制御導入」を継続監視する。
全給水喪失により原子炉水位Ｌ３維持不可のため「水位確保」制御へ移行する。
Ｃ：ＥＯＰ「水位確保」制御
プラント状態を的確に把握し、作動すべきものが作動していない場合は手動作動させる。
原子炉水位Ｌ３～Ｌ８が維持できない場合は代替注水系を準備する。
ＭＵＷＣポンプ２台以上起動してる時に原子炉水位がＬ１まで低下した場合は「急速減圧」制御へ移行する。
Ｄ：ＥＯＰ「急速減圧」制御
注水可能系統を確認し、ＡＤＳ全弁開放し原子炉を減圧する。
減圧後は原子炉水位計が正常であることを確認する。
原子炉水位計正常を確認後「水位回復」制御へ移行する。
Ｅ：ＥＯＰ「水位回復」制御
原子炉減圧によりＭＵＷＣによる代替注水が開始され原子炉水位が上昇することを確認する。
ＴＡＦを下回っていた時間を測定し「最長許容炉心露出時間」を確認する。
ＴＡＦ以上で安定していることを確認後「水位確保」制御へ移行する。
Ｆ：ＥＯＰ「水位確保」制御
ＭＵＷＣによる代替注水により、原子炉水位をＬ３～Ｌ８で維持するように制御する。
ＭＵＷＣによる代替注水によりＬ３～Ｌ８維持可能を確認
後「スクラム」制御へ移行する。
Ｇ：ＥＯＰ「ＰＣＶ圧力制御」
格納容器の圧力を監視し適時格納容器スプレイ及び格納
容器ベントを実施する。
ＲＨＲによる格納容器スプレイが実施不可の場合はＭＵＷＣ代替格納容器スプレイを実施する。代替格納容器スプレ
イ実施時に原子炉水位がＬ３まで低下した場合は代替格納容器スプレイを停止し、原子炉注水を開始する。原子炉水
位がＬ８まで回復した後原子炉注水を停止し、代替格納容器スプレイを再開する。
Ｓ／Ｐ圧力「１８０kPa[gage]」到達時、代替格納容器スプレイを実施する。
Ｓ／Ｐ圧力「３１０kPa[gage]」到達時、格納容器ベントを実
施する。

図１

「高圧・低圧注水機能喪失」事故対応フロー85

高圧注水・減圧機能喪失

事故対応操作補足事項
Ａ：「給水全喪失」事故発生
ＡＯＰの「給水全喪失」により対応する。
原子炉水位低信号によりスクラムしＥＯＰへ移行して対応
するが、その他の必要な操作でＥＯＰに記載のない操作は引き続きＡＯＰ「給水全喪失」事故手順で対応する。
Ｂ：ＥＯＰ「スクラム」制御
最初に「原子炉出力」制御にて原子炉の停止状態を確認する。続いて「原子炉水位」「原子炉圧力」「タービン・電源」の制御を並行して行う。
また、「格納容器制御導入」を継続監視する。
全給水喪失により原子炉水位Ｌ３維持不可のため「水位確保」制御へ移行する。
Ｃ：ＥＯＰ「水位確保」制御
プラント状態を的確に把握し、作動すべきものが作動していない場合は手動作動させる。
原子炉水位低下により原子炉水位Ｌ１にて低圧注水系統
起動を確認する。
高圧注水系統なしにより原子炉水位「ＴＡＦ以上維持不可」のため「水位回復」制御へ移行する。
Ｄ：ＥＯＰ「水位回復」制御
ＴＡＦを下回っていた時間を測定し「最長許容炉心露出時間」を確認する。
ＳＡ－ＡＤＳにより４弁急速減圧を確認後「急速減圧」制御へ移行する。
Ｅ：ＥＯＰ「急速減圧」制御
Ｌ１到達＋低圧注水系統起動＋１０分後、ＡＤＳ４弁が自動開放し原子炉を減圧する。
減圧後は原子炉水位計が正常であることを確認する。
原子炉水位計正常を確認後「水位回復」制御へ移行する。
Ｆ：ＥＯＰ「水位回復」制御
原子炉減圧により低圧注水系統による注水が開始され原子炉水位が上昇することを確認する。
ＴＡＦを下回っていた時間を測定し「最長許容炉心露出時間」を確認する。
ＴＡＦ以上で安定していることを確認後「水位確保」制御へ移行する。
Ｇ：ＥＯＰ「水位確保」制御
Ｃの時と同様に、原子炉水位をＬ３～Ｌ８で維持するように制御する。
低圧注水系統による注水によりＬ３～Ｌ８維持可能を確認
後「スクラム」制御へ移行する。
Ｈ：ＥＯＰ「Ｓ／Ｐ温度制御」
ＲＨＲにより原子炉水位をＬ３～Ｌ８で維持するように制御し、ＲＨＲによりサプレッションプール水冷却を実施する。

図２「高圧注水・減圧機能喪失」事故対応フロー86全交流動力電源喪失

事故対応操作補足事項
Ａ：「外部系統事故」発生
ＡＯＰの「全交流電源喪失」により対応する。
全交流電源喪失によりスクラムしＥＯＰへ移行して対応するが、その他の必要な操作でＥＯＰに記載のない操作は引き続きＡＯＰ「全交流電源喪失」事故手順で対応する。
Ｂ：ＥＯＰ「スクラム」制御
最初に「原子炉出力」制御にて原子炉の停止状態を確認する。続いて「原子炉水位」「原子炉圧力」「タービン・電源」の制御を並行して行う。
また、「格納容器制御導入」を継続監視する。
全交流電源喪失により原子炉水位Ｌ３維持不可のため「水位確保」制御へ移行する。
Ｃ：ＥＯＰ「水位確保」制御
原子炉水位Ｌ２にてＲＣＩＣが自動起動し、ＲＣＩＣにより注水が開始され原子炉水位が上昇することを確認する。
原子炉水位をＬ３～Ｌ８で維持するように制御する。※１※１解析では原子炉水位をＬ２～Ｌ８で維持する。
Ｄ：ＥＯＰ「ＰＣＶ圧力制御」
全交流電源喪失のため、ＲＨＲによる格納容器スプレイが実施できないため、格納容器の圧力を監視し格納容器ベントを実施する。
Ｓ／Ｐ圧力「３１０KPa[gage]」到達時、格納容器ベントを実施する。
Ｅ：ＥＯＰ「Ｓ／Ｐ温度制御」
常設代替交流電源設備（ＧＴＧ）による非常用電源回復が完了したのを確認し、ＲＨＲによるサプレッションプール水冷却を実施する。
サプレッションプール水冷却起動完了確認後、格納容器
ベントを停止する。
S/P水熱容量制限値以下に維持できない為、「急速減圧」制御に移行するが、注水機能がＲＣＩＣのみのため、Ｍ
ＵＷＣポンプ2台起動確認及び原子炉水位高（Ｌ8）でＲＣＩＣが原子炉注水を停止したことを確認後、「急速減圧」制御に移行する※２※２ 実際の操作においては、ＲＨＲ系による原子炉注水も実施するが、解析ではＲＨＲ系はサプレッションプール水冷
却のみに使用するとしている
Ｆ：ＥＯＰ「急速減圧」制御
注水可能系統を確認し、ＡＤＳ２弁開放し原子炉を減圧する。※３
減圧後は原子炉水位計が正常であることを確認する。
原子炉水位をＬ３～Ｌ８で維持するように制御する。
ＴＡＦを下回っていた時間を測定し「最長許容炉心露出時間」を確認する。
※３ 実際の操作ではＡＤＳ全弁開放するが、解析では減圧するための最小弁数２弁にて減圧する。

図３「全交流動力電源喪失」事故対応フロー
87

崩壊熱除去機能喪失（取水機能喪失）

事故対応操作補足事項
Ａ：「外部系統事故」発生
ＡＯＰの「全交流電源喪失」により対応する。
全交流電源喪失によりスクラムしＥＯＰへ移行して対応するが、その他の必要な操作でＥＯＰに記載のない操作は引き続きＡＯＰ「全交流電源喪失」事故手順で対応する。
Ｂ：ＥＯＰ「スクラム」制御
最初に「原子炉出力」制御にて原子炉の停止状態を確認する。続いて「原子炉水位」「原子炉圧力」「タービン・電源」の制御を並行して行う。
また、「格納容器制御導入」を継続監視する。
全交流電源喪失により原子炉水位Ｌ３維持不可のため「水位確保」制御へ移行する。
Ｃ：ＥＯＰ「水位確保」制御
原子炉水位Ｌ２にてＲＣＩＣが自動起動し、ＲＣＩＣにより注水が開始され原子炉水位が上昇することを確認する。
原子炉水位をＬ３～Ｌ８で維持するように制御する。※１※1解析では原子炉水位をＬ２～Ｌ８で維持する。
Ｄ：ＥＯＰ「Ｓ／Ｐ温度制御」
全交流電源喪失のため、ＲＨＲによるサプレッションプー
ル水冷却ができない。そのため常設交流電源設備（ＧＴＧ）
による非常用電源回復が完了したのを確認し、ＭＵＷＣポンプ2台起動を実施する。
S/P水熱容量制限値以下に維持できない為、「急速減圧」
制御に移行するが、注水機能がＲＣＩＣのみのため、ＭＵＷ
Ｃポンプ2台起動確認及び原子炉水位高（Ｌ8）でＲＣＩＣが原
子炉注水を停止したことを確認後、「急速減圧」制御に移行
する
Ｅ：ＥＯＰ「急速減圧」制御
注水可能系統を確認し、ＡＤＳ２弁開放し原子炉を減圧する。※２
減圧後は原子炉水位計が正常であることを確認し、ＭＵ
ＷＣによる代替注水が開始され原子炉水位が上昇することを確認する
原子炉水位をＬ３～Ｌ８で維持するように制御する。
原子炉水位Ｌ８まで回復確認後、「ＰＣＶ圧力制御」の代替
格納容器スプレイを実施する。※３※２ 実際の操作ではＡＤＳ全弁開放するが、解析では減圧するための最小弁数２弁にて減圧する。
※３ 格納容器冷却機能が喪失している為、原子炉水位を確保後、代替格納容器スプレイを実施する。
Ｆ：ＥＯＰ「ＰＣＶ圧力制御」
ＭＵＷＣによる代替注水を停止し、ＭＵＷＣによる代替格
納容器スプレイを開始する。
原子炉水位がＬ３まで低下した場合は、代替格納容器ス
プレイを停止し、原子炉代替注水に切り替える。
原子炉水位をＬ３～Ｌ８で維持するように制御し、原子炉代替注水と代替格納容器スプレイを交互に実施する。
Ｇ：ＥＯＰ「Ｓ／Ｐ温度制御」
代替原子炉補機冷却系の準備が完了したのを確認し、Ｒ
ＨＲによるサプレッションプール水冷却を実施する。

図４「崩壊熱除去機能喪失（取水機能喪失）」事故対応
88

崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系故障）

事故対応操作補足事項
Ａ：「給水全喪失」事故発生
ＡＯＰの「給水全喪失」により対応する。
原子炉水位低信号によりスクラムしＥＯＰへ移行して対応
するが、その他の必要な操作でＥＯＰに記載のない操作は引き続きＡＯＰ「給水全喪失」事故手順で対応する。
Ｂ：ＥＯＰ「スクラム」制御
最初に「原子炉出力」制御にて原子炉の停止状態を確認する。続いて「原子炉水位」「原子炉圧力」「タービン・電源」の制御を並行して行う。
また、「格納容器制御導入」を継続監視する。
給水全喪失により原子炉水位Ｌ３維持不可のため「水位確保」制御へ移行する。
Ｃ：ＥＯＰ「水位確保」制御
原子炉水位Ｌ２にてＲＣＩＣが自動起動し、ＲＣＩＣにより注水が開始され原子炉水位が上昇することを確認する。
原子炉水位をＬ３～Ｌ８で維持するように制御する。※１
原子炉水位がＬ３～Ｌ８維持可能であれば「スクラム」制御へ移行する。
※１解析では原子炉水位をＬ２～Ｌ８で維持する。
Ｄ：ＥＯＰ「スクラム」制御
給水全喪失により復水器が使用不能であるためＭＳＩＶを
手動「全閉」する。
Ｅ：ＥＯＰ「Ｓ／Ｐ温度制御」
ＲＨＲによるサプレッションプール水冷却のためＲＨＲ系を起動するが、解析ではＲＨＲ系故障により起動に失敗する。
Ｓ／Ｐ水温の平均値が「４９℃」を超えていることを確認し「減圧冷却」制御に移行する。
Ｆ：ＥＯＰ「減圧冷却」制御
Ｓ/Ｐ水温上昇によりＳＲ弁を１弁開放し原子炉減圧を開始する。※２
原子炉減圧に伴い、ＲＣＩＣの流量が低下し原子炉水位Ｌ
１．５で高圧炉心注水系が起動する。※３
高圧炉心注水系により注水が開始され原子炉水位が上昇することを確認後ＲＣＩＣを停止し、原子炉水位をＬ３～Ｌ８で維持するように制御する。
※２ 実際の操作ではＳＲ弁１弁の開閉にて５５℃／ｈ制限
内で減圧を行うが、解析では１弁を「開」保持し減圧する。
※３ 実際の操作では、ＥＯＰ「スクラム」制御により、原子炉
水位をＬ３以上に維持するため高圧炉心注水系を手動起動させるが、解析では手動起動を考慮しないため原子炉水位
低Ｌ１．５に至る。
Ｇ：ＥＯＰ「ＰＣＶ圧力制御」
格納容器の圧力を監視し適時格納容器スプレイ及び格納
容器ベントを実施する。
ＲＨＲ系が喪失しているため、ＭＵＷＣによる代替格納容器スプレイを実施する。
Ｓ／Ｐ圧力「１８０kPa[gage]」到達時、代替格納容器スプレ
イを実施する。
Ｓ／Ｐ圧力「３１０kPa[gage]」到達時、格納容器ベントを実
施する。

図５

「崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系故障）」事故
89

原子炉停止機能喪失

事故対応操作補足事項
Ａ：「原子炉スクラム事故 主蒸気隔離弁 閉」事故発生
ＡＯＰの「主蒸気隔離弁 閉」により対応する。
主蒸気隔離弁閉信号によりスクラムしＥＯＰへ移行して対応するが、その他の必要な操作でＥＯＰに記載のない操作
は引き続きＡＯＰ「主蒸気隔離弁 閉」事故手順で対応する。
Ｂ：ＥＯＰ「スクラム」制御
最初に「原子炉出力」制御にて原子炉の停止状態を確認する。続いて「原子炉水位」「原子炉圧力」「タービン・電源」の制御を並行して行う。
また、「格納容器制御導入」を継続監視する。
原子炉スクラム失敗のため「反応度制御」へ移行する。
Ｃ：ＥＯＰ「反応度制御」
原子炉出力が３％以上残っているため「ＳＬＣ」「水位」の操作を並列して行う。※１「ＳＬＣ」操作
サプレッションプール水温度が４９℃到達したのを確認した１０分後、ＳＬＣポンプを手動起動し、ほう酸水注入操作を行う。※２
ほう酸水全量注入完了し炉出力３％未満、ＳＬＣポンプ停止を確認後「水位確保」制御に移行し、原子炉水位をＬ３～
Ｌ８に維持する。
「水位」操作主蒸気隔離弁の閉止により給水全喪失に至るが、格納容器圧力１３．７ｋＰａでＲＣＩＣ、高圧炉心注水系が自動起動
し、原子炉注水が確保されるため、炉心冠水は維持される。この後、注水流量を調整することで原子炉水位をＬ１．５付近で維持する。
ドライウェル圧力高（１３．７ｋＰａ[gage]）信号と原子炉水位
Ｌ１信号が検出され３０秒経過後、高圧炉心注水系または
低圧注水系の吐出圧力確立でＡＤＳが動作するため、低圧
注水系統からの注水による反応度投入防止のためＡＤＳ自動起動阻止を行う。
ＡＤＳ自動起動阻止
・ＡＤＳ自動起動阻止ＫＯＳ「阻止切替」
・ＡＤＳ起動信号リセットＰＢ「リセット」※１ 実際は「ＳＬＣ」「水位」「ＣＲ挿入」の操作を並列して行うが解析では「ＣＲ挿入」操作に期待しないものとしている。
※２ 実際の操作ではサプレッションプール水温度が４９℃到達したのを確認後ほう酸水注入操作を行うが、解析では１０分後の開始としている。
Ｄ：ＥＯＰ「Ｓ／Ｐ温度制御」
ＲＨＲによるサプレッションプール水冷却を行う。炉出力の低下に伴いサプレッションプール水温度低下開始を確認する。※３※３ 実際はサプレッションプール水温度３５℃超過でＲＨＲによるサプレッションプール水冷却を行うが、解析では１０
分後の開始としている。
Ｅ：ＥＯＰ「ＰＣＶ圧力制御」
格納容器の圧力を監視し適時格納容器スプレイ及び格納
容器ベントを実施する。

図６「原子炉停止機能喪失」事故対応フロー
90

ＬＯＣＡ時注水機能喪失

事故対応操作補足事項
Ａ：「中小ＬＯＣＡ、外部電源喪失」事故発生
ＡＯＰの「発電所全停」により対応する。
炉心流量急減信号によりスクラムしＥＯＰへ移行して対応
するが、その他の必要な操作でＥＯＰに記載のない操作は引き続きＡＯＰ「発電所全停」事故手順で対応する。
Ｂ：ＥＯＰ「スクラム」制御
最初に「原子炉出力」制御にて原子炉の停止状態を確認する。続いて「原子炉水位」「原子炉圧力」「タービン・電源」の制御を並行して行う。
また、「格納容器制御導入」を継続監視する。
外部電源喪失、ＥＣＣＳ喪失により原子炉水位Ｌ３維持不可のため「水位確保」制御へ移行する。
Ｃ：ＥＯＰ「水位確保」制御
プラント状態を的確に把握し、作動すべきものが作動していない場合は手動作動させる。ＥＣＣＳ喪失のため原子炉水位は継続して低下していく。
原子炉水位Ｌ３～Ｌ８が維持できない場合は代替注水系を準備する。
ＭＵＷＣポンプ２台以上起動してる時に原子炉水位がＬ１まで低下した場合は「急速減圧」制御へ移行する。
Ｄ：ＥＯＰ「急速減圧」制御
注水可能系統を確認し、ＡＤＳ全弁開放し原子炉を減圧する。
減圧後は原子炉水位計が正常であることを確認する。
原子炉水位計正常を確認後「水位回復」制御へ移行する。
Ｅ：ＥＯＰ「水位回復」制御
原子炉減圧によりＭＵＷＣによる代替注水が開始され原子炉水位が上昇することを確認する。
ＴＡＦを下回っていた時間を測定し「最長許容炉心露出時間」を確認する。
ＴＡＦ以上で安定していることを確認後「水位確保」制御へ移行する。
Ｆ：ＥＯＰ「水位確保」制御
ＭＵＷＣによる代替注水により、原子炉水位をＬ３～Ｌ８で維持するように制御する。
ＭＵＷＣによる代替注水によりＬ３～Ｌ８維持可能を確認
後「スクラム」制御へ移行する。
Ｇ：ＥＯＰ「ＰＣＶ圧力制御」
格納容器の圧力を監視し適時格納容器スプレイ及び格納
容器ベントを実施する。
ＲＨＲによる格納容器スプレイが実施不可の場合はＭＵ
ＷＣ代替格納容器スプレイを実施する。代替格納容器スプレイ実施時に原子炉水位がＬ３まで低下した場合は代替格
納容器スプレイを停止し、原子炉注水を開始する。原子炉
水位がＬ８まで回復した後原子炉注水を停止し、代替格納容器スプレイを再開する。
Ｓ／Ｐ圧力「１８０kPa[gage]」到達時、代替格納容器スプレイを実施する。
Ｓ／Ｐ圧力「３１０kPa[gage]」到達時、格納容器ベントを実
施する。

図７

「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」事故対応フロー
91

格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）

事故対応操作補足事項
Ａ：高圧炉心注水系ＭＯ弁開閉試験中「ＨＰＣＦポンプ吸込
圧力高」警報発生
警報発生時操作手順書により対応する。警報対応中に「外部電源喪失」事故が発生し、ＡＯＰの「発電所全停」により対応する。
炉心流量急減信号によりスクラムしＥＯＰへ移行して対応
するが、その他の必要な操作でＥＯＰに記載のない操作は引き続き、警報発生時操作手順書、ＡＯＰ「発電所全停」事
故手順で対応する。
Ｂ：ＥＯＰ「スクラム」制御
最初に「原子炉出力」制御にて原子炉の停止状態を確認する。続いて「原子炉水位」「原子炉圧力」「タービン・電源」の制御を並行して行う。
また、「格納容器制御導入」を継続監視する。
原子炉冷却材の流出により、原子炉水位は継続して低下し、原子炉水位Ｌ２でＲＣＩＣが起動、原子炉水位Ｌ１．５で健
全側高圧炉心注水系が起動、原子炉水位Ｌ１で低圧注水系が起動する。
原子炉注水は高圧注水系によって行われるが原子炉冷却材の流出が継続しているため、Ｄの「水位確保」制御に移行する。※１※１ 実際はインターフェイスシステムＬＯＣＡ確認後、破断箇所の特定、隔離を行い、隔離不能の場合「低圧注水２系
統以上起動」又は、「代替注水系起動」確認後「急速減圧」
制御に移行するが、解析では「急速減圧」制御は実施しないものとしている。
Ｃ：ＥＯＰ「急速減圧」制御※２
ＬＯＣＡ場所が隔離不能な場合注水可能系統を確認し、Ａ
ＤＳ全弁開放し原子炉を減圧する。
減圧後は原子炉水位計が正常であることを確認する。
原子炉水位計正常を確認後「水位確保」制御へ移行する。
※２ 解析では「急速減圧」制御は実施しない。
Ｄ：ＥＯＰ「水位確保」制御
原子炉冷却材の流出が継続しているため、原子炉水位をＬ１～Ｌ１．５で維持するように制御する。
破断箇所の隔離操作完了後、原子炉水位をＬ３～Ｌ８で維持するように制御する。

図８「格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）」事故対応フロー
92

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器加圧・過温破損）

事故対応操作補足事項
Ａ：「大ＬＯＣＡ、外部電源喪失」事故発生
ＡＯＰの「冷却材喪失事故」「発電所全停」により対応する。
格納容器圧力高によりスクラムしＥＯＰへ移行して対応するが、その他の必要な操作でＥＯＰに記載のない操作は引き続きＡＯＰ「発電所全停」「冷却材喪失事故」事故手順で対応する。
Ｂ：ＥＯＰ「スクラム」制御
最初に「原子炉出力」制御にて原子炉の停止状態を確認する。続いて「原子炉水位」「原子炉圧力」「タービン・電源」の制御を並行して行う。
また、「格納容器制御導入」を継続監視する。
大ＬＯＣＡ、外部電源喪失によりドライウェル空間温度上昇のため「Ｄ／Ｗ温度制御」へ移行する。
Ｃ：ＥＯＰ「Ｄ／Ｗ温度制御」
全交流電源喪失により、原子炉注水、ＲＨＲによる格納容器スプレイ、サプレッションプール水冷却が実施できないため、原子炉圧力－ドライウェル温度による「水位不明判断曲線」から水位不明を判断する。
水位不明になった時刻を炉心露出時刻として露出時間の測定を開始する。
水位不明領域に入ったことを確認後、「水位不明」制御へ移行する。

ＩＳＬＯＣＡ導入条件

復旧

Ｄ：ＥＯＰ「水位不明」制御
大ＬＯＣＡにより原子炉圧力は急減しているが、非常用炉心冷却系機能喪失および全交流動力電源喪失により原子炉注水が行えない。そのため、原子炉水位は急激に低下する。
低圧注水系喪失確認後、「ＥＯＰ／ＳＯＰインターフェイス」に移行する。
Ｅ：ＥＯＰ「ＥＯＰ／ＳＯＰインターフェイス」
格納容器雰囲気放射線レベル計にて、ＳＯＰ導入条件判断図により炉心損傷を判断する。
炉心損傷確認後、ＳＯＰ注水－１「損傷炉心への注水」に移行する。
Ｆ：ＳＯＰ注水－１「損傷炉心への注水」
常設代替交流電源設備（ガスタービン発電機）により低圧代替注水系（復水移送ポンプ）を２台起動し損傷炉心に注水を開始、炉心冠水を確認する。※１
ＲＰＶ破損の判定ガイドにより原子炉圧力容器の破損を判断するが、本シ
ナリオでは低圧代替注水系による注水により原子炉圧力容器の健全性が維持される。
炉心冠水、原子炉圧力容器の健全性を確認後、除熱－１「損傷炉心冷却後の除熱」注水－２「長期の原子炉水位確保」に移行する。
※１ 炉心冠水の確認はサプレッションプール水位の上昇傾向変化または
原子炉水位上昇率からの推定によって確認する。
Ｇ：ＳＯＰ除熱－１「損傷炉心冷却後の除熱」注水－２「長期の原子炉水位確保」（並行操作）
格納容器温度が１９０℃超過した場合は、低圧代替注水系による原子炉
注水を停止し、格納容器スプレイを開始する。この時に格納容器pH制御のための薬品注入を実施する。
原子炉注水についてはＬ１まで水位が低下する時間を計算し、レベル1到達時間経過後低圧代替注水系による格納容器スプレイを停止し、原子炉注水を再開する。復水貯蔵槽水位「復水移送ポンプトリップ」水位付近になる又は、外部水源注水制限到達まで原子炉を冠水維持できる範囲で原子炉注水と格納容器スプレイを繰り返し行う。
格納容器圧力が限界圧力０．６２MPa[gage]に到達した場合、緊急時対策本部からのベント許可を得た後、「格納容器圧力逃がし装置」もしくは「耐圧強化ベント系」又は「代替格納容器圧力逃がし装置」により格納容器ベントを実施する。

図９「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器加圧・過温破損）」事故対応フロー93高圧溶融物放出 格納容器雰囲気直接加熱

事故対応操作補足事項
Ａ：「給水全喪失」事故発生
ＡＯＰの「給水全喪失」により対応する。
原子炉水位低信号によりスクラムしＥＯＰへ移行して対応するが、その他の必要な操作でＥＯＰに記載のない操作は引き続きＡＯＰ「給水全喪失」事
故手順で対応する。
Ｂ：ＥＯＰ「スクラム」制御
最初に「原子炉出力」制御にて原子炉の停止状態を確認する。続いて「原子炉水位」「原子炉圧力」「タービン・電源」の制御を並行して行う。
また、「格納容器制御導入」を継続監視する。
高圧・低圧注水機能喪失により原子炉水位ＴＡＦ以上維持不可のため「水位回復」制御へ移行する。
Ｃ：ＥＯＰ「水位回復」制御
原子炉への注水機能喪失により、原子炉水位は急減し、燃料が露出する。
原子炉注水機能喪失確認後、「ＥＯＰ／ＳＯＰインターフェイス」に移行する。
Ｄ：ＥＯＰ「ＥＯＰ／ＳＯＰインターフェイス」
格納容器雰囲気放射線レベル計にて、ＳＯＰ導入条件判断図により炉心損傷を判断する。
炉心損傷確認後、ＳＯＰ注水－１「損傷炉心への注水」に移行する。
Ｅ：ＳＯＰ注水－１「損傷炉心への注水」
原子炉への注水機能喪失により原子炉水位が「ＢＡＦ＋１０％燃料有効長到達」した時点で、ＳＲ弁２弁を開放し減圧を行う。
原子炉減圧後も注水系統がないため、損傷炉心冷却未達成を判断する。
※１
損傷炉心冷却未達成のため、注水－３a「ＲＰＶ破損前の下部Ｄ／Ｗ初期
注水」に移行する。
※１ 原子炉水位が有効燃料頂部（ＴＡＦ）未満及び原子炉圧力容器下鏡温度「３００℃未満」により損傷炉心冷却未達成と判断する。
Ｆ：ＳＯＰ注水－３a「ＲＰＶ破損前の下部Ｄ／Ｗ初期注水」
原子炉圧力容器下鏡温度「３００℃到達」を確認後、格納容器下部注水系（復水移送ポンプ）１台による格納容器下部注水を開始する。総注水量１８０
m3到達後、格納容器下部注水を停止する。
総注水量１８０m3到達後、注水－１「損傷炉心への注水」に移行する。
Ｇ：ＳＯＰ注水－１「損傷炉心への注水」
原子炉注水機能喪失しているため、「ＲＰＶ破損の判定表」からＲＰＶ破損を判定する。
ＲＰＶ破損確認後、注水－３b「ＲＰＶ破損後の下部Ｄ／Ｗ注水」に移行する。
Ｈ：ＳＯＰ注水－３b「ＲＰＶ破損後の下部Ｄ／Ｗ注水」
格納容器下部注水系により、格納容器下部に崩壊熱相当の注水を開始する。
崩壊熱相当の注水を開始後、除熱－２「ＲＰＶ破損後の除熱」、注水－４「長期のＲＰＶ破損後の注水」に移行する。（並行操作）
Ｉ：ＳＯＰ除熱－２「ＲＰＶ破損後の除熱」、ＳＯＰ注水－４「長期のＲＰＶ破損後の注水」並行操作
格納容器下部注水系により、格納容器下部への注水を継続し、代替格納容器冷却を実施する。
機能喪失している設備の復旧に努める。復旧後、原子炉注水及び格納容器の冷却を実施する。

図 10「高圧溶融物放出 格納容器雰囲気直接加熱」事故対応フロー
94

原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用

事故対応操作補足事項
Ａ：「給水全喪失」事故発生
ＡＯＰの「給水全喪失」により対応する。
原子炉水位低信号によりスクラムしＥＯＰへ移行して対応する
が、その他の必要な操作でＥＯＰに記載のない操作は引き続きＡ
ＯＰ「給水全喪失」事故手順で対応する。
Ｂ：ＥＯＰ「スクラム」制御
最初に「原子炉出力」制御にて原子炉の停止状態を確認する。
続いて「原子炉水位」「原子炉圧力」「タービン・電源」の制御を並行して行う。
また、「格納容器制御導入」を継続監視する。
高圧・低圧注水機能喪失により原子炉水位ＴＡＦ以上維持不可のため「水位回復」制御へ移行する。
Ｃ：ＥＯＰ「水位回復」制御
原子炉への注水機能喪失により、原子炉水位は急減し、燃料が露出する。
原子炉注水機能喪失確認後、「ＥＯＰ／ＳＯＰインターフェイス」に移行する。
Ｄ：ＥＯＰ「ＥＯＰ／ＳＯＰインターフェイス」
格納容器雰囲気放射線レベル計にて、ＳＯＰ導入条件判断図
により炉心損傷を判断する。
炉心損傷確認後、ＳＯＰ注水－１「損傷炉心への注水」に移行する。
Ｅ：ＳＯＰ注水－１「損傷炉心への注水」
原子炉水位が「ＢＡＦ＋１０％燃料有効長到達」した時点で、ＳＲ
弁２弁を開放し減圧を行う。
原子炉減圧後も注水系統がないため、損傷炉心冷却未達成を判断する。※１
損傷炉心冷却未達成のため、注水－３a「ＲＰＶ破損前の下部Ｄ／Ｗ初期注水」に移行する。
※１ 原子炉水位が有効燃料頂部（ＴＡＦ）未満及び原子炉圧力容器下鏡温度「３００℃未満」により損傷炉心冷却未達成と判断する。
Ｆ：ＳＯＰ注水－３a「ＲＰＶ破損前の下部Ｄ／Ｗ初期注水」
原子炉圧力容器下鏡温度「３００℃到達」を確認後、損傷炉心冷却失敗と判断し、格納容器下部注水系（復水移送ポンプ）１台
による格納容器下部注水を開始する。総注水量１８０m3到達後、格納容器下部注水を停止する。
総注水量１８０m3到達後、注水－１「損傷炉心への注水」に移行する。
Ｇ：ＳＯＰ注水－１「損傷炉心への注水」
原子炉注水機能喪失しているため、「ＲＰＶ破損の判定表」から
ＲＰＶ破損を判定する。※２
ＲＰＶ破損後、注水－３b「ＲＰＶ破損後の下部Ｄ／Ｗ注水」に移行する。
※２ 解析ではＲＰＶ破損後に溶融燃料が格納容器下部の水と接触し水蒸気爆発が起こる事象となっている。水蒸気発生に伴う格納容器圧力の上昇は格納容器限界圧力以下であり、水蒸気爆発に伴う応力は格納容器下部の内側鋼板応力は降伏応力未満となり、格納容器バウンダリの機能は維持される。
Ｈ：ＳＯＰ注水－３b「ＲＰＶ破損後の下部Ｄ／Ｗ注水」
格納容器下部注水系により、格納容器下部に崩壊熱相当の注水を開始する。
崩壊熱相当の注水を開始後、除熱－２「ＲＰＶ破損後の除熱」、
ＳＯＰ注水－４「長期のＲＰＶ破損後の注水」に移行する。（並行操作）
Ｉ：ＳＯＰ除熱－２「ＲＰＶ破損後の除熱」、ＳＯＰ注水－４「長期のＲ
ＰＶ破損後の注水」並行操作
格納容器下部注水系により、格納容器下部への注水を継続し、代替格納容器冷却を実施する。
機能喪失している設備の復旧に努める。復旧後、原子炉注水及び格納容器の冷却を実施する。

図 11「原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用」事故対応フロー
95

水素燃焼

事故対応操作補足事項
Ａ：「外部系統事故」発生
ＡＯＰの「全交流電源喪失」により対応する。
全交流電源喪失によりスクラムしＥＯＰへ移行して対応するが、その他の必要な操作でＥＯＰに記載のない操作は引き続きＡＯＰ「全交流電源喪失」事故手順で対応する。
Ｂ：ＥＯＰ「スクラム」制御
最初に「原子炉出力」制御にて原子炉の停止状態を確認する。続いて「原子炉水位」「原子炉圧力」「タービン・電源」の制御を並行して行う。
また、「格納容器制御導入」を継続監視する。
原子炉注水機能喪失により原子炉水位ＴＡＦ以上維持不可のため「水位回復」制御へ移行する。
Ｃ：ＥＯＰ「水位回復」制御
全交流電源喪失かつ、原子炉隔離時冷却系起動失敗のため原子炉注
水機能喪失。炉水位は急減し、燃料が露出する。
原子炉注水機能喪失確認後、「ＥＯＰ／ＳＯＰインターフェイス」に移行する。
Ｄ：ＥＯＰ「ＥＯＰ／ＳＯＰインターフェイス」
格納容器雰囲気放射線レベル計にて、ＳＯＰ導入条件判断図により炉心損傷を判断する。
炉心損傷確認後、ＳＯＰ注水－１「損傷炉心への注水」に移行する。
Ｅ：ＳＯＰ注水－１「損傷炉心への注水」
原子炉水位が「ＢＡＦ＋１０％燃料有効長到達」した時点で、ＳＲ弁２弁を開放し減圧を行う。
事象発生から２時間経過した時点で、常設代替交流電源設備（ガスター
ビン発電機）により低圧代替注水系（復水移送ポンプ）を２台起動し損傷
炉心に注水を開始、炉心冠水を確認する。
ＲＰＶ破損の判定ガイドにより原子炉圧力容器の破損を判断するが、本シナリオでは低圧代替注水系による注水により原子炉圧力容器の健全性が維持される。※１
原子炉水位をＬ３～Ｌ８で維持するように制御する。
炉心冠水、原子炉圧力容器の健全性を確認後、除熱－１「損傷炉心冷却後の除熱」注水－２「長期の原子炉水位確保」に移行する。
※１ 解析では炉心損傷に伴い水ージルコニウム反応で発生する水素による水素燃焼を評価している。水ージルコニウム反応で水素は発生するが、格納容器に窒素封入されているため、酸素濃度は５vol%以下となることから水素の爆轟に至ることはない。
Ｆ：ＳＯＰ除熱－１「損傷炉心冷却後の除熱」、注水－２「長期の原子炉水位確保」（並行操作）
低圧代替注水系で、原子炉水位をＬ３～Ｌ８で維持するように制御しつつ、格納容器圧力が「１８０kPa[gage]」到達した場合は、低圧代替注水系（復水移送ポンプ）による原子炉注水を停止し、ドライウェルスプレイを開始する。※２
ドライウェルスプレイ実施中に原子炉水位がレベル３到達確認後、ドラ
イウェルスプレイを停止し原子炉注水を開始する。原子炉水位がレベル８到達確認後、原子炉注水を停止しドライウェルスプレイを再開する。以後、本操作を繰り返す。
残留熱除去系（ＲＨＲ系）復旧後は、低圧代替注水系（復水移送ポンプ）による除熱、注水を停止し、残留熱除去系（ＲＨＲ系）による除熱、注水を開始する。
※２ 代替格納容器スプレイ開始圧力は「４６５kPa[gage]」到達後からだ
が、水素燃焼解析のため事故時運転操作手順書（徴候ベース）（ＥＯＰ）
手順による「１８０kPa[gage]」到達後に実施する。

図 12「水素燃焼」事故対応フロー96

溶融炉心・コンクリート相互作用

事故対応操作補足事項
Ａ：「給水全喪失」事故発生
ＡＯＰの「給水全喪失」により対応する。
原子炉水位低信号によりスクラムしＥＯＰへ移行して対応するが、その他の必要な操作でＥＯＰに記載のない操作は引き続きＡＯＰ「給水全喪失」事故手順で対応する。
Ｂ：ＥＯＰ「スクラム」制御
最初に「原子炉出力」制御にて原子炉の停止状態を確認する。続いて「原子炉水位」「原子炉圧力」「タービン・電源」の制御を並行して行う。
また、「格納容器制御導入」を継続監視する。
高圧・低圧注水機能喪失により原子炉水位ＴＡＦ以上維持不可のため「水位回復」制御へ移行する。
Ｃ：ＥＯＰ「水位回復」制御
原子炉への注水機能喪失により、炉水位は急減し、燃料が露出する。
原子炉注水機能喪失確認後、「ＥＯＰ／ＳＯＰインターフェイス」に移行する。
Ｄ：ＥＯＰ「ＥＯＰ／ＳＯＰインターフェイス」
格納容器雰囲気放射線レベル計にて、ＳＯＰ導入条件判断図により炉心損傷を判断する。
炉心損傷確認後、ＳＯＰ注水－１「損傷炉心への注水」に移行する。
Ｅ：ＳＯＰ注水－１「損傷炉心への注水」
原子炉水位が「ＢＡＦ＋１０％燃料有効長到達」した時点で、ＳＲ弁２弁を開放し減圧を行う。
原子炉減圧後も注水系統がないため、損傷炉心冷却未達成を判断する。※１
損傷炉心冷却未達成のため、注水－３a「ＲＰＶ破損前の下部Ｄ／Ｗ
初期注水」に移行する。
※１ 原子炉水位が有効燃料頂部（ＴＡＦ）未満及び原子炉圧力容器
下鏡温度「３００℃未満」により損傷炉心冷却未達成と判断する。
Ｆ：ＳＯＰ注水－３a「ＲＰＶ破損前の下部Ｄ／Ｗ初期注水」
原子炉圧力容器下鏡温度「３００℃到達」を確認後、損傷炉心冷却失敗と判断し、格納容器下部注水系（復水移送ポンプ）１台による格納容器下部注水を開始する。総注水量１８０m3到達後、格納容器下部注水を停止する。
総注水量１８０m3到達後、注水－１「損傷炉心への注水」に移行する。
Ｇ：ＳＯＰ注水－１「損傷炉心への注水」
原子炉注水機能喪失しているため、「ＲＰＶ破損の判定表」からＲＰＶ破損を判定する。※２
ＲＰＶ破損後、注水－３b「ＲＰＶ破損後の下部Ｄ／Ｗ注水」に移行する。
※２ 解析ではＲＰＶが破損後、ＲＰＶ内の溶融炉心が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り格納容器下部のコンクリートが浸食される事象となっている。この事象では格納容器下部注水系を用いた注水を行うことにより溶融炉心の冷却を行い、コンクリートの浸食を抑制し、原子炉圧力容器の支持機能は維持される。
Ｈ：ＳＯＰ注水－３b「ＲＰＶ破損後の下部Ｄ／Ｗ注水」
格納容器下部注水系により、格納容器下部に崩壊熱相当の注水を開始する。
崩壊熱相当の注水を開始後、除熱－２「ＲＰＶ破損後の除熱」、ＳＯＰ注水－４「長期のＲＰＶ破損後の注水」に移行する。（並行操作）
Ｉ：ＳＯＰ除熱－２「ＲＰＶ破損後の除熱」、ＳＯＰ注水－４「長期のＲＰＶ
破損後の注水」並行操作
格納容器下部注水系により、格納容器下部への注水を継続し、代替格納容器冷却を実施する。
機能喪失している設備の復旧に努める。復旧後、原子炉注水及び格納容器の冷却を実施する。

図 13「溶融炉心・コンクリート相互作用」事故対応フロー
97

12. 重要事故シーケンスの起因とする過渡事象の選定について

各種 PRA 等の結果により実施した重要事故シーケンスの選定の結果として，当社では多くのシーケンスグループにおいて過渡事象を起因とする事故シーケンスを重要事故シーケ
ンスとして選定している。
内部事象運転時レベル 1PRA 報告書に示した通り，過渡事象としては運転時の異常な過渡変化及び事故の一部を考慮しているが，有効性評価において解析を実施するに際しては，その具体的な事象を設定する必要がある。
その考え方は，「柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉 事故シーケンスグループ及び重要事故シーケンス等の選定について」(平成 26 年 10 月)にも一部示しているが，本資料では，
高圧・低圧注水機能喪失を例に，設定の考え方を補足する。
1. 過渡事象の特徴と選定に際しての整理
表 1 に KK6/7 号炉設置許可申請書添付書類十において評価の対象とした運転時の異常な過渡変化，事故について，分類・整理した結果を示す。表 1 の右端の事象分類は，事象発生時のプラント応答を考慮して分類した結果である。これらを事象の特徴に応じて更にグループ化する。その上で，重要事故シーケンスで想定する過渡事象のグループを選定し，グループ内の過渡事象からより評価に適した事象を選定する。表 2 にグループ化の結果を示す。
高圧・低圧注水機能喪失では，現状の設置許可ベースの注水機能を喪失した際の，重大事故対処設備の有効性を確認する。本事象には代替の注水機能による注水が有効な対策と考えられ，KK6/7 号炉の有効性評価においても主に低圧代替注水系(常設)の有効性を確認している。
代替の注水機能によって低圧状態の炉心の重大事故(炉心損傷)の防止を図る場合，注水開始までの時間余裕がその事象への対応の厳しさを左右する。注水までの時間余裕は原子炉水位の低下速度に左右されると考えると，スクラムに至る際の原子炉水位が低い事
象が厳しいと考えられる。
外部電源の有無の影響は次項において述べるため除外すると，上記の観点で厳しい事
象としては，「全給水喪失」が該当する。このため，高圧・低圧注水機能喪失の重要事故
シーケンスの評価においては起因となる過渡事象として「全給水喪失」を設定した。
2. 外部電源有無の影響
外部電源の有無が事象進展及びパラメータの変動に及ぼす影響については，重要事故
シーケンスの有効性評価の詳細な条件を設定する段階で感度解析等を実施し，選定した。
高圧・低圧注水機能喪失についても，外部電源の有無が事象進展及びパラメータの変98

動に及ぼす影響を確認している。評価条件を表 3 に，評価結果を図 1 に示す。
評価の結果を比較すると，外部電源有りの場合，過渡事象発生後も再循環ポンプが停止しないため※1，過渡事象発生から原子炉水位低(L3)による原子炉スクラムまでは原子炉出力が高く維持され，原子炉水位の低下が早い。このため，外部電源有りの場合の方が原子炉水位低(L3)によってスクラムに至るタイミングが数分早い。スクラム後の水位の低下も外部電源有りの場合の方が早い。これは，過渡事象発生から原子炉水位低(L3)による原子炉スクラムまでは原子炉出力が高く維持されており，活発に核分裂反応が生じていることから，スクラム後の崩壊熱が高くなるためである。また，運転員操作の余裕時間の観点でも外部電源有りの場合の方が厳しい。手順としては高圧・低圧注水機能の喪失を確認後，代替低圧注水系(常設)の準備を開始し，注入の準備が出来次第，減圧操作となるため，外部電源の有無が減圧のタイミングを決定するものではないが，減圧時の減圧
沸騰及び再冠水により炉心の著しい損傷を防止するという観点では，原子炉水位の低下が早い外部電源有りの場合の方が，より早いタイミングでの減圧が必要となる。但し，
燃料被覆管最高温度(PCT)は，早いタイミングで減圧した外部電源有りの場合の方が高い
値を示しているものの，その差は約 6℃であり，外部電源の有無によって大きな差が表れるものではない。
上記の通り，外部電源有りの場合の方がスクラムのタイミング及び水位の低下が早い
ものの，急速減圧に伴う PCT の差は僅かであり，他のパラメータにも時間差以外の大きな違いは見られないことから，結果的に，外部電源の有無は本事故シーケンスの評価において有意な違いをもたらす条件ではないと考える。
※1 過渡事象及び設計基準事故における再循環ポンプトリップを除く
3. 初期水位の影響
初期水位が事象進展及びパラメータの変動に及ぼす影響については，重要事故シーケ
ンスの有効性評価の詳細な条件を設定する段階で感度解析等を実施し，確認した。
高圧・低圧注水機能喪失についても，初期水位が事象進展及びパラメータの変動に及ぼす影響を確認している。評価条件を表 4 に，評価結果を図 2 に示す。
評価の結果から，初期水位を低くすると水位低下及び炉心露出時間に差が表れるものの，急速減圧に伴う PCT の差は約 5℃と僅かであり，他のパラメータにも時間差以外の大きな違いは見られないことから，結果的に，初期水位は本事故シーケンスの評価において有意な違いをもたらす条件ではないと考える。
以

99

上

表 1 過渡変化・事故による起因事象の同定
起因事象の状況

申請書添付十章による事象分類(最新書式)

申請書添付十章による過渡・事故事象

EPRI NP-2230による過渡事象（ 注 ）圧力バウンダリの状態

外部電源の状態

緩和設備の状況
主蒸気管隔離1. 発電機負荷遮断
2. 発電機負荷遮断バイパス弁不作動

タービン側で隔離

4. タ－ビントリップバイパス弁不作動
10. 圧力制御装置の故障（蒸気流量減少）

継続可能

26. 給水制御系の故障（流量増加，起動・停止時）
5. 主蒸気隔離弁の閉鎖ＭＳＩＶ閉7. 主蒸気隔離弁の部分閉鎖
6. 主蒸気隔離弁の１弁閉鎖

原子炉圧力制御系の故障（蒸気流量増加）

可／継続に障害(ホットウェル隔離)

（Ａ）
ＭＳＶ閉／
ＣＶ急閉

タービントリップ
炉圧高ダイバース

ＭＳＶ閉

タービントリップ
炉圧高ダイバース

9. 圧力制御装置の故障（蒸気流量増加）

ＭＳＩＶ閉12. タ－ビンバイパス弁誤開放

可／継続に障害(ホットウェル隔離)

ＭＳＩＶ閉

継続可能

中性子束高（実績）

可／継続に障害(ホットウェル隔離)

ＭＳＩＶ閉

炉圧高ダイバース

Ｌ３

Ｌ３
Ｌ２

22. 全給水流量喪失
給水流量の全喪失

事象分類

（Ｄ１）

（Ａ）

20. 給水制御系の故障（流量増加，出力運転時）

原子炉冷却材圧力又は原子炉冷却材保有量の異
常な変化
主蒸気隔離弁の誤閉止（運転時の異常な過渡変化）

主なＡＴＷＳ信号等（ＲＰＴ／ＡＲＩ）

継続可能

13. バイパス弁または主蒸気加減弁の誤閉鎖
給水制御系の故障（流量増加）

主なスクラム信号

継続可能

3. タ－ビントリップ
負荷の喪失（発電機負荷遮断／タ－ビントリップ）（タービン・パイパス弁作動・不作動を考慮）

初期給復水系の使用

炉圧高ダイバース不可

23. 給水または復水ポンプ１台トリップ

（Ｃ）

（Ｆ）

継続可能
（機能低下）

24. 給水制御系の故障（流量減少，出力運転時）

（Ｃ）
（Ｂ１）

（Ｇ）

25. 給水制御系の故障（流量減少，起動・停止時）
31. 外部電源喪失
外部電源喪失（随伴して復水器真空度喪失）

不 可（電源なし）

外部電源なし32. 補助電源喪失

ＭＳＩＶ閉
可／継続に障害(ホットウェル隔離)8. 復水器真空度喪失
炉心内の熱発生又は熱除去の異常な変化（運転時の異常な過渡変化）

100

原子炉冷却材流量制御系の誤動作（再循環流量増加）

14. 再循環流量制御系の誤動作（再循環流量増加）

給水加熱喪失21. 給水加熱喪失

原子炉冷却材流量の部分喪失（ＲＩＰ３台トリップ，スクラムせず）
炉心内の反応度又は出力分布の異常な変化（運転時の異常な過渡変化）

16. 再循環ポンプ１台トリップ
15. 再循環流量制御系の誤動作（再循環流量減少）

出力運転中の制御棒の異常な引き抜き

27. 出力運転中の制御棒引抜き

原子炉起動時における制御棒の異常な引き抜き

28. 起動時における制御棒引抜き

継続可能

冷却材流出あり

－

－

中性子束高

炉圧高ダイバース
タービントリップ（Ｉ）

炉圧高ダイバース
タービントリップ（Ｅ）

タービントリップ

この事象グループは，当該プラントでは原子炉水位 L8 に達せず，スクラムに至らないため，過渡変化・事故による起因事象の対象外とする。
この事象グループは、当該プラントではＬ－８に達せずスクラムもしないため対象外とする。
(なお，この事象の発生を受けてプラント停止を判断し，停止操作を実施した場合は通常停止(計画外停止)に含まれる。)

33. ＨＰＣＩ／ＨＰＣＳの誤起動
11. 逃がし安全弁誤開放／開固着

ＣＶ急閉／
ＭＳＩＶ閉 等（Ｂ２）
過渡変化・事
起因事象
故による起因
対象外
事象対象外

継続可能

中性子束高

ＡＴＷＳ時の影響は小さいと考えられるため対象外

（Ｈ１）

継続可能

ＭＳＶ閉(Ｌ８タービン
トリップを想定)

タービントリップ
炉圧高ダイバース（Ａ）

可／継続に障害（冷却材流出）手動，Ｌ３，Ｄ／Ｗ圧
力高を想定

Ｌ３
Ｌ２

（Ｊ）

継続可能

ＲＰＳ誤信号等

ＲＰＳが原因であり，ＡＴＷＳ対象外（Ｈ２）

可／継続に障害(ホットウェル隔離)

炉心流量急減ＭＳＶ閉，Ｌ８タービ
ントリップ

タービントリップ
炉圧高ダイバース（Ｄ２）

Ｌ３，Ｄ／Ｗ圧力高

Ｌ３Ｌ２30. 原子炉保護系故障によるスクラム
34. プラント異常によるスクラム
35. 原子炉保護系計装の故障によるスクラム
17. 全再循環ポンプトリップ
原子炉冷却材流量の喪失
原子炉冷却材の喪失
又は炉心冷却状態の著しい変化（事故）

環境への放射性物質の異常な放出
（事故）

ＭＳＩＶ閉

可／継続に障害（冷却材流出）原子炉冷却材喪失－

冷却材流出あり

主蒸気管破断－事象の発生によりＭＳＩＶが閉鎖することで、初期の原子炉への影響はＭＳＩＶ閉と同様であるが、ＭＳＩＶ閉鎖に失敗すると格納容器をバイパスした状態での原子炉冷却材（蒸気）の喪失となる。

燃料集合体の落下－

燃料集合体の落下事象は、運転中では使用済燃料集合体の移送作業中における落下が考えられるが、落下した場合でもプラント運転には影響がない。また、使用済燃料集合体が落下し燃料棒が破損した場合に、破損した使用済燃料棒から放出される核分裂生成物の量は、炉心損傷以降に放出される可能性のある核分裂生成物の量と比較して十分に小さく、外部への影響は小さい。

放射性気体廃棄物処理施設の破損－

配管破断により主復水器から気体廃棄物処理系に流入する放射性物質が漏えいする事象であるが、破断個所を隔離する弁が多重に設置されており、事象を収束できかつ外部への影響は十分小さい。

－

制御棒一本が制御棒駆動軸から分離して炉心から落下することによる急激な反応度添加と出力分布変化で、燃料棒が破損することが評価されているが、このような想定の下でも外部への影響は十分小さい。

可燃性ガスの発生－

設置許可申請書では，原子炉冷却材喪失後の事故進展により発生する事象と位置付けており，ＰＲＡでは起因事象としては扱わない。

動荷重の発生－設置許可申請書では，格納容器及び格納容器内部の構造物は原子炉冷却材喪失時及び逃がし安全弁作動時に生じると考えられる動荷重が発生する事象と位置づけており，ＰＲＡでは起因事象として扱わない。

反応度の異常な投入又は原子炉出力の急激な変
制御棒落下
化（事故）
原子炉格納容器内圧力，雰囲気等の異常な変化（事故）

タービン側で隔
離19. 再循環ポンプ軸固着（ホットウェル隔離）(給水管破断時は不可)（注）18. 再循環停止ル－プ誤起動，29.制御棒の異常な挿入，36.手動スクラム，37.原因不明については対象外とした。

表3原子炉冷却LOCA 事象
材圧力バウン
ダリにかかるについては起因事象の同
別途検討
定にて検討

起因事象
対象外

表 2 過渡変化・事故事象のグループ化
事象分類
A, B1, B2

C, D1,D2, E

事象の特徴(グループ化の観点)
タービントリップなどにより原子炉がスクラムする事象であり，タービンバイパス弁は正常に作動する事象であることから，いずれも事象初期から継続して給復水系が利用できる。

MSIV などが閉鎖する事象であり，原子炉とタービン側が互いに隔離される事象である。事象初期には給復水系が利用できるが，水源である主復水器のホットウェルが隔離されるため，給復水系の運転継続に支障が生ずる。

事象グループ

非隔離事象

隔離事象

タービンからの給水流量が全喪失する事象であり，原子炉水位が低下することにより原子炉スクラムに至る事象
Fである。事象初期には給復水系が利用できず，他の事象とはプラント応答が異なる。水位低下の観点では給復水

全給水喪失

系が利用できないことから「G」の水位低下事象よりも厳しい事象と考えられる。
101

G

H1, H2I

タービンからの給水流量が減少し，原子炉水位が低下することにより原子炉スクラムに至る事象である。給水流量の全喪失までには至らないため，機能は低下しているが事象の初期にも給復水系は利用可能である。

原子炉保護系(RPS)の誤動作が起因となっている事象や，制御棒の誤引抜きに関する事象など出力の増加が軽微な事象である。事象初期で原子炉が隔離されないため，給復水系が利用可能である。

外部電源が喪失する事象であり，事象の発生により非常用電源の確保が必要になるなど，他の事象とはプラント応答が異なる。

水位低下事象RPS 誤動作等

外部電源喪失原子炉運転中に S/R 弁が誤開放する事象であり，原子炉冷却材(蒸気)の流出を伴う。原子炉水位の低下などは給J

水系により収束可能であるが，これに失敗する場合などでは，より厳しい過渡変化に移行する。誤開放する S/R
弁は 1 弁とする。なお，ADS などの回路の誤動作による複数の S/R 弁の誤開放は，大 LOCA に含まれている。

S/R 弁誤開放表 3 外部電源有無の感度解析における主要解析条件
項目

初期条件
事故条件

解析条件

備考

原子炉熱出力3926 MW

定格出力，申請解析と同じ

原子炉圧力7.07 MPa[gage]

定格圧力，申請解析と同じ

原子炉水位

通常運転水位

申請解析と同じ

最大線出力密度44.0 kW/m

申請解析と同じ

原子炉停止後の崩壊熱

ANSI/ANS-5.1-1979(燃焼度 33 GWd/t)

申請解析と同じ

起因事象

給水流量の全喪失

申請解析と同じ安全機能の喪失に対する仮定
外部電源

高圧・低圧注水機能喪失

RCIC, HPCF, LPFL の喪失
申請解析と同じ

重大事故対策に関連する機器条件有り/無し

感度解析対象スクラム信号

原子炉水位低(L3)

申請解析と同じ

逃がし安全弁

8弁

申請解析と同じ

低圧代替注水系(常設)

重大事故対策に関連する操作

低圧代替注水系(常設)の追加
起動及び中央制御室における系統構成

原子炉急速減圧操作

最大 300 m3/h で注水，その後は炉申請解析と同じ心を冠水維持可能な注水量に制御

急速減圧実施までに完了

申請解析と同等

原子炉水位 L1 到達から 5 分後

申請解析と同等102

表 4 原子炉初期水位に関する感度解析における主要解析条件
項目

初期条件

解析条件

備考

原子炉熱出力3926 MW

定格出力，申請解析と同じ

原子炉圧力7.07 MPa[gage]

定格圧力，申請解析と同じ

原子炉水位①通常運転水位(NWL)(13.4 m)②原子炉水位低(L3)(12.85 m)

感度解析対象44.0 kW/m

申請解析と同じ

原子炉停止後の崩壊熱

ANSI/ANS-5.1-1979(燃焼度 33 GWd/t)

申請解析と同じ

起因事象

給水流量の全喪失

申請解析と同じ

最大線出力密度事故条件

安全機能の喪失に対する仮定
外部電源
スクラム信号

重大事故対策に関連する機器条件

再循環ポンプ(RIP)トリップ

高圧・低圧注水機能喪失有り

申請解析と同じ

原子炉水位低(L3)

申請解析と同じ

原子炉水位 L3 で RIP4 台停止，原子炉
申請解析と同じ
水位 L2 で RIP6 台停止
8弁

逃がし安全弁

低圧代替注水系(常設)
重大事故対策に関連する操作

低圧代替注水系(常設)の追加
起動及び中央制御室における系統構成

原子炉急速減圧操作

RCIC, HPCF, LPFL の喪失
申請解析と同じ

申請解析と同じ

最大 300 m3/h で注水，その後は炉心を申請解析と同じ
冠水維持可能な注水量に制御

急速減圧実施までに完了

原子炉水位 L1 到達から 5 分後

103

申請解析と同等－

燃料被覆管最高温度
外部電源有：861℃
外部電源無：855℃

図 1 高圧・低圧注水機能喪失シーケンスにおける外部電源有無の感度解析(K7, ADS(L1+5 分後減圧)+MUWC 2 台作動)104

燃料被覆管最高温度
初期水位 L3 ：866℃
初期水位 NWL：861℃

図 2 原子炉初期水位に関する感度解析(K7, ADS(L1)+MUWC 2 台作動)105

13.原子炉停止機能喪失時の運転点について
有効性評価「原子炉停止機能喪失」について，運転特性図上に運転点の推移を示した図を，図 1 として示す。

106

107
図 1 有効性評価「原子炉停止機能喪失」における，運転特性図上での運転点の推移

14. 原子炉停止機能喪失時の運転員の事故対応について

１．スクラム初期対応
プラント運転中において，何らかの異常が発生し，自動スクラム又は手動スクラムした場
合，運転員はスクラムの成功を中央制御室の制御棒位置表示により全制御棒が全挿入していること，中性子束が減少していることで確認する。
自動スクラム信号が発生しても，制御棒が挿入しない場合，直ちに手動スクラムを試みる。
上記操作によっても，全制御棒の『全挿入』又は『16 ステップ※1』までの挿入が確認できない場合，原子炉停止機能喪失（以下，『ATWS』という）と判断※２し，運転員は事故時運転操作手順書（徴候ベース）の『反応度制御』に従い，原子炉を安全に停止させる操作を行う。

※１

各制御棒は鉛直方向に２００ステップに区分しており，1 ステップ単位で挿入・引抜が可能である。

※２ ATWS は，制御棒の挿入状態により判断し，部分的に挿入されていない場合も ATWSと判断する。

２．反応度制御の操作内容
ATWS 判断後，反応度制御中は原子炉出力※３を確認し，出力に応じて以下の対応を行う。
（１）原子炉出力が 3％未満の場合
原子炉水位を通常制御範囲（レベル 3～レベル 8）に維持し，制御棒の動作復旧に努める。
（２）原子炉出力が 3％以上の場合
冷却材再循環ポンプを停止により原子炉出力を抑制後，①～③の操作を適宜並行で実施する。
並行操作が困難な場合は①ほう酸水注入系起動操作→②制御棒挿入操作→③原子炉水位制
御操作の順で，優先順位をつけて対応することが手順書に定められている。

①ほう酸水注入系起動操作
以下のいずれかの条件で，ほう酸水注入系起動操作を判断する。
・図１に示す原子炉出力とサプレッション・プール水温の相関曲線を使用し，制御棒の挿入状況によらず，中央制御室で確認可能な平均出力領域モニタ及びサプレッション・プ
ール水温度計により，ほう酸水注入系起動操作を判断する。
・異常な中性子束振動※４が確認された場合，ほう酸水注入系起動を判断する。

②制御棒挿入操作
中央制御室及び現場盤において制御棒の挿入操作を実施する。
なお，制御棒の挿入方法としては，『代替制御棒挿入回路手動作動』，『スクラムテストスイ108

ッチによるペアロッドスクラム』，『スクラムソレノイドヒューズ引き抜き』，『制御棒電動挿入』等がある。

③原子炉水位制御操作
反応度制御中は原子炉から放出される蒸気によるサプレッション・プール水温の上昇，格
納容器過圧を防止するため，原子炉出力及び原子炉の隔離状態に応じて原子炉水位を低下し，原子炉出力を抑制する。
また，原子炉水位低下操作時に水位が大きく低下した場合は，以下の様な対応を実施する。
・原子炉水位低下操作中は，低圧注水系からの冷水の大量注入により，炉心に大きな正の反応度が加わり，炉心損傷が生じる可能性を防ぐため，自動減圧系が動作する前に自動起動阻止※５を実施する場合がある。
・給水流量全喪失や高圧注水系の故障等により，原子炉水位が有効燃料棒頂部（TAF）を下回る場合においても，大量の冷水注水による急激な出力上昇を抑制するため，原子炉
減圧は注水状況を確認しながら，逃がし安全弁を手動で開放する手順としている。
※３ ATWS 判断後，反応度制御中に原子炉出力を確認する場合，平均出力領域モニタで測定するが，起動領域モニタ，主蒸気流量，逃がし安全弁の開個数等で原子炉出力を確認することができる。
※４ ATWS 時に，以下のいずれかの基準に合致した場合，異常な中性子束振動と判断する方針である。
・APRM：2～3 秒周期 振幅 20%以上
・LPRＭ：2～3 秒周期 振幅 10%以上※５ ATWS 時に給水流量喪失や給水加熱喪失を伴っても，ECCS 系の自動起動など冷水の大量注入の恐れがある場合は自動減圧系起動阻止を行う。

３．反応度制御の収束について
反応度制御の収束は，全制御棒が『全挿入』又は『16 ステップ』まで挿入された場合，もしくは，ほう酸水が全量注水されたことにより確認する。
また，ほう酸水注入操作中に，全制御棒が『全挿入』又は『16 ステップ』まで挿入された
場合，ほう酸水注入を停止する。
ほう酸水が全量注水された後は，原子炉水位を通常制御範囲レベル 3～レベル 8 に回復させる。これにより，自然循環流量が増加し，ほう酸水が炉心全体にわたって拡散される。

４．反応度制御における判断者について
事故時運転操作手順書（徴候ベース）において，ほう酸水注入系起動判断及び原子炉水位低下操作判断は『当直長』が実施すると定めている。

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図１ 原子炉出力－サプレッション・プール水温度相関曲線

11015. 格納容器スプレイ時の下部ドライウェル水位上昇の影響について
1.はじめに重大事故等において，格納容器スプレイを実施するとサプレッション・チェンバ水位が上昇し，リターンラインを通じて下部ドライウェルに流れ込み，下部ドライウェル水位を上昇させる。ここでは下部ドライウェル水位が形成される影響について考察する。
2.下部ドライウェル水位上昇に伴う影響について
下部ドライウェル水位が上昇するシナリオとして，図 1 に崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）の重要事故シーケンスにおけるサプレッション・チェンバ水位と下部
ドライウェルの関係を示す。本重要事故シーケンスでは，事象開始約 5 時間後に格納容器
スプレイが開始され，事象開始約 25 時間後に格納容器スプレイを停止する。
格納容器スプレイによりスプレイされた水は，図 1 に示すようにサプレッション・チェ
ンバからリターンラインを通じて下部プレナムに落下し，下部ドライウェルの水位を上昇させる。更に事象開始後約 25 時間後に格納容器スプレイを停止すると，ドライウェルとウェットウェルの間に圧力差が生じ，その影響で下部ドライウェルの水位は低下する。
所員用エアロック(7.55m)を通じた下部ドライウェルのアクセスが不可能となるため，長期的には仮設ポンプ等を用いた水抜きが必要となる。
なお，連通孔ダクトを通じて上部ドライウェル及び下部ドライウェルが通気されるため，局所が加圧される恐れはない。

サプレッション・チェンバ内水位(ｍ)20ベントライン
ベントライン
ドライウェルとウェットウェルの圧力差により，水位低下

15

真空破壊装置真空破壊装置

サプレッションプール水位
サプレッション・チャンバ水位10

リターンライン5

リターンラインを通じて，
下部ドライウェル水位
下部プレナム部に流入し，水位上昇

下部ドライ
ウェル水位

(サプレッションプール床を基準とした水位)

0
0

10

20
事故後の時間(hr)30

図１：サプレッション・チェンバ水位と下部ドライウェル水位の関係(崩壊熱除去機能喪失(取水機能が喪失した場合))

111

40

図 2：格納容器の構造図(ABWR)

112