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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
KK67-0020 改05
提出年月日
平成26年7月15日

柏崎刈羽原子力発電所 6号及び7号炉

確率論的リスク評価について（内部事象 運転時レベル１．５）

平成26年7月
東京電力株式会社

目次

1. 事故シーケンスグループ等の抽出における PRA の実施範囲と評価対象
2. 「PRA の説明における参照事項」に基づく構成について
3. レベル 1PRA
3.1 内部事象 PRA
3.1.1 出力運転時 PRA
3.1.1.a 対象プラント
3.1.1.b 起因事象
3.1.1.c 成功基準
3.1.1.d 事故シーケンス
3.1.1.e システム信頼性
3.1.1.f 信頼性パラメータ
3.1.1.g 人的過誤
3.1.1.h 炉心損傷頻度3.1.2 停止時 PRA
3.1.2.a 対象プラント
3.1.2.b 起因事象
3.1.2.c 成功基準
3.1.2.d 事故シーケンス
3.1.2.e システム信頼性
3.1.2.f 信頼性パラメータ
3.1.2.g 人的過誤
3.1.2.h 炉心損傷頻度3.2 外部事象 PRA
3.2.1 地震 PRA
3.2.1.a 対象プラントと対象シナリオ
3.2.1.b 地震ハザード
3.2.1.c 建屋・機器のフラジリティ
3.2.1.d 事故シーケンス
3.2.2 津波 PRA
3.2.2.a 対象プラントと対象シナリオ
3.2.2.b 津波ハザード
3.2.2.c 建屋・機器のフラジリティ
3.2.2.d 事故シーケンスi4. レベル 1.5PRA
4.1 内部事象 PRA
4.1.1 出力運転時 PRA
4.1.1.a プラントの構成・特性
4.1.1.b プラント損傷状態の分類及び発生頻度4.1.1.c 格納容器破損モード
4.1.1.d 事故シーケンス
4.1.1.e 事故進展解析
4.1.1.f 格納容器破損頻度
4.1.1.g 不確実さ解析及び感度解析
4.2 外部事象 PRA
4.2.1 地震 PRAii

今回のご説明範囲

添付資料

目

次

今回のご説明範囲

3. レベル 1PRA
3.1 内部事象 PRA
3.1.1 出力運転時 PRA
3.1.2 停止時 PRA
3.2 外部事象 PRA
3.2.1 地震 PRA
3.2.2 津波 PRA
4. レベル 1.5PRA
4.1 内部事象 PRA
4.1.1 出力運転時 PRA
添付資料 4.1.1.a-1 内部事象運転時レベル 1.5PRA のシーケンス選定における福島第一原子力発電所事故の知見の考慮
添付資料 4.1.1.c-1 炉内溶融燃料－冷却材相互作用(炉内 FCI)に関する知見の整理
添付資料 4.1.1.c-2 「水素燃焼」及び「溶融物直接接触(シェルアタック)」を
格納容器破損モードの評価対象から除外する理由
添付資料 4.1.1.d-1 柏崎刈羽原子力発電所 6/7 号機内的事象出力運転時レベル 1.5 PRA イ
ベントツリー集
添付資料 4.1.1.f-1

格納容器イベントツリーにおける物理化学現象の発生頻度の設定方法

添付資料 4.1.1.f-2

炉内溶融物保持(IVR)に関する知見と実プラントへの適用性

添付資料 4.1.1.f-3

余裕時間の設定方法

添付資料 4.1.1.f-4

格納容器隔離失敗の分岐確率の根拠

4.2 外部事象 PRA
4.2.1 地震 PRA

iii

4. レベル 1.5PRA
4.1 内部事象 PRA
4.1.1 出力運転時 PRA
出力運転時 PRA は、(社)日本原子力学会が発行した「原子力発電所の出力運転状態を対象とした確率論的安全評価に関する実施基準(レベル 2PSA
編)：2008」を参考に評価を実施し、各実施項目については「PRA の説明における参照事項」(原子力規制庁 平成 25 年 9 月)の記載事項への適合性を確認した。評価フローを図 4.1.1-1 に示す。
4.1.1.a プラントの構成・特性① 対象プラントに関する説明(1) 機器・系統の配置及び形状・設備容量
主要な機器・系統の配置及び形状・設備容量は 3.レベル 1PRA に用いた情報と同じである。また、レベル 1.5PRA では格納容器損傷頻度等を評価することから、格納容器の特性を考慮している。この格納容器の仕様を第 4.1.1.a-1 表に示す。また、格納容器及び格納容器下部ドライウェ
ル(ペデスタル部)の構造の詳細を第 4.1.1.a-1 図に示す。また、格納容器の限界圧力及び限界温度の設定に際しては、福島第一原子力発電所事故
において 1～3 号機の格納容器が閉じ込め機能の喪失に至った事実を考慮し、その知見の反映について検討した。検討結果を添付資料 4.1.1.a-1 に示す。
(2) 事故の緩和操作
プラント運転開始時より備えている手段・設備による事故の緩和操作として以下を考慮する。
・原子炉手動減圧及び低圧注水操作
・PCV スプレイ手動起動操作
・外部電源復旧操作
・高圧電源融通操作(3) 燃料及びデブリの移動経路
事故時の燃料及びデブリなどの熱源の移動は、IVR、水素発生、溶融炉
心・コンクリート相互作用(MCCI)及び格納容器内の熱水力挙動、FP 移行挙動に影響する。燃料及びデブリの移動経路を第 4.1.1.a-2 表に示す。
4.1.1.b プラント損傷状態の分類及び発生頻度4.1.1-1

内部事象レベル 1PRA(出力運転時)で得られた、炉心損傷に至るすべての事
故シーケンスについて、事象の進展及び緩和操作の類似性からプラント損傷
状態(PDS)を定義し、PDS の分類及び発生頻度を評価する。
① PDS の一覧
(1) PDS の考え方、定義
PDS の分類は、炉心損傷に至る事故シーケンスグループを、熱水力挙動の類似性及び事故後の緩和設備・緩和操作の類似性から、以下の 5 項目に着目して実施する。
a. 格納容器破損時期
炉心損傷後に格納容器破損が生じる場合と、格納容器破損後に炉心損傷が生じる場合とを分類する。この前後関係によって、事故の防止
手段及び緩和手段の種類が大きく異なる。
b. 原子炉圧力容器圧力
原子炉圧力容器破損時の原子炉圧力容器内雰囲気が、高圧状態か低圧状態かで分類する。この圧力状態の違いにより、原子炉圧力容器破損時の格納容器雰囲気の圧力上昇の程度、デブリの飛散の程度、デブリと格納容器バウンダリとの直接接触の可能性など、原子炉圧力容器破損後の事故進展が異なる。
c. 炉心損傷時期
炉心損傷時期が早期か後期かで分類する。この時期の違いにより、
原子炉圧力容器の破損時期、格納容器雰囲気の圧力及び温度上昇の時期が大きく変化し、格納容器破損時期が影響を受ける。このため、事故の緩和操作の時間余裕が大きく異なる。
なお、早期・後期の分類は、事象発生後の原子炉への注水の有無を考慮したものであり、結果として後期には長期 TB と TW を分類している。事象発生後に注水に成功する長期 TB 及び TW、事象発生が即ち格納容器の機能喪失(破損)となる ISLOCA、事象発生後速やかに格納容器先行破損に至る TC を除き、他のシナリオは全て注水に失敗するシナリオであり、概ね 1 時間前後で炉心損傷に至る。
長期 TB では事象発生後、一定時間の RCIC の運転に期待しており、電源が直流(バッテリー)に限られていることを考慮すると、RCIC の運
転継続時間は 8 時間程度と考えられる。これを考慮し、炉心損傷時期の早期・後期の 1 つの目安として、RCIC の運転継続時間を参考に炉心損傷時期後期を 8 時間後と整理した。また、TW は注水に期待し続けることができるシナリオであり、格納容器先行破損までに十数時間程

4.1.1-2

度の時間余裕がある。
d. 電源確保
電源が確保されている場合と、電源が喪失している場合で分類する。
電源が喪失している場合には、電源を復旧することで防止手段及び緩和手段が達成される可能性がある。
第 4.1.1.b-1 表に炉心損傷に至る事故シーケンスの概要、第 4.1.1.b-1
図に上記分類を踏まえた PDS 分類の考え方を示す。
(2) レベル 1PRA の事故シーケンスグループの PDS への分類結果
炉心損傷に至る事故シーケンスグループを、上記(1)の考え方に基づいて PDS として分類した結果を第 4.1.1.b-2 表に示す。BWR プラントでは炉心損傷に至る事故シーケンスグループを、上記(1)の考え方に基づいて分類して PDS としているため、炉心損傷に至る事故シーケンスグループと PDS が一致することとなる。
② PDS ごとの発生頻度
PDS ごとに炉心損傷頻度(CDF)を整理した結果を第 4.1.1.b-3 表に示す。
崩壊熱除去機能喪失の PDS が支配的となっているが、これは、全 CDF に占める崩壊熱除去機能喪失(TW)の CDF の割合が大きいこと及び、TW には有効な緩和策が無く、TW の CDF がそのまま格納容器破損頻度(CFF)に反映されるためである。
・崩壊熱除去機能喪失 ：TW (寄与 ： 約 99.8％)
・LOCA 時注水機能喪失 ：LOCA (寄与 ： 約 0.1%)
・上記以外の PDS(寄与 ： 約 0.1%)
4.1.1.c 格納容器破損モード① 格納容器破損モードの一覧と各破損モードに関する説明
炉心損傷から格納容器破損に至るまでの事故シーケンスは、次章 4.1.1.dでイベントツリーによって分析するが、このイベントツリーの最終状態となる格納容器破損モードは、炉心損傷後の格納容器内の物理化学的挙動を分析することで抽出する。本章では格納容器破損モードを網羅的に抽出し、
本 PRA でイベントツリーの最終状態として設定すべき格納容器破損モードを選定する。
BWR のシビアアクシデントで考えられる事故進展を第 4.1.1.c-1 図に示す。第 4.1.1.c-1 図では、炉心損傷後の格納容器内の物理化学的挙動を網羅

4.1.1-3

的に考慮し、事故進展に応じて想定される、格納容器の健全性に影響を与える負荷を、発生時期に沿って示している。
格納容器の健全性に影響を与える負荷の抽出結果と、本 PRA で想定する格納容器破損モードを第 4.1.1.c-1 表に示す。なお、第 4.1.1.c-1 表には物理化学現象に起因する負荷の他に、格納容器バイパス事象(ISLOCA 及び格納容器隔離失敗事象)も含めて示した。また、格納容器の健全性に影響を与える負荷としては抽出したものの、本 PRA で想定する格納容器破損モードの設定からは除外した負荷については、その除外理由を示した。
4.1.1.d 事故シーケンス① 格納容器イベントツリー構築の考え方及びプロセス
一般的なシビアアクシデントでは、事故進展の各フェーズにおいて格納
容器の健全性を脅かす物理化学現象が異なるため、事故進展フェーズ毎に、重要な物理化学現象、緩和設備の作動状況及び運転員操作の因果関係を分析して、これらの組合せから事故の進展を樹形図で分類する格納容器イベ
ントツリーを構築する。
本評価では格納容器イベントツリー構築にあたって、以下に示す 3 つの事故進展フェーズを定義している。
T1：炉心損傷から原子炉圧力容器破損直前
T2：原子炉圧力容器破損直後
T3：原子炉圧力容器破損後長期間経過後② 格納容器イベントツリー(1) 格納容器イベントツリー構築に当たって検討した重要な物理化学現象、対処設備の作動・不作動、運転員操作、ヘディング間の従属性
a. 重要な物理化学現象、対処設備の作動・不作動
格納容器イベントツリーの構築に際し、炉心損傷から格納容器破損に至るまでの事故進展の各フェーズで発生する重要な物理化学現象について、各 PDS を考慮して抽出し、その発生条件及び発生後の事象進展を検討した。
第 4.1.1.d-1 表に示す検討結果に基づき、PDS ごとに事故進展フェーズを考慮して緩和設備の作動状態及び物理化学現象の発生状況を分析し、格納容器イベントツリーのヘディングとその定義を第 4.1.1.d-2 表のとおり選定した。
b. 運転員操作
4.1.1.a ① (2)に記載の操作を考慮している。

4.1.1-4

c. ヘディング間の従属性
第 4.1.1.d-2 表で定義したヘディングの状態が発生する確率は、他の複数のヘディングの状態に従属して決定される場合があるため、ヘデ
ィングの順序及び分岐確率の設定に際してヘディング間の従属性を整理した結果を第 4.1.1.d-3 表に示す。
(2) 格納容器イベントツリー
選定したヘディングについてヘディング間の従属性を考慮して順序付
けして、格納容器イベントツリーを作成した。作成した格納容器イベン
トツリーを添付資料 4.1.1.d-1 に示す。
4.1.1.e 事故進展解析
格納容器破損頻度を評価するための事故進展解析の目的は、以下の 2 つがある。
・ 緩和系の復旧操作等のための時間余裕の評価
・ 物理化学現象の発生の有無と格納容器への負荷
このうち後者の物理化学現象の発生と格納容器への負荷については、現象の不確定性などを考慮した分岐確率を評価しているため、ここでは緩和系の復旧操作等のための時間余裕を評価することを目的とする。したがって、緩和系が機能しない状態で物理化学現象が発生せずに、格納容器が過圧または過温破損に至る事故シーケンスを評価する。
① 解析対象とした事故シーケンスと対象事故シーケンスの説明
プラントの熱水力的挙動及び炉心損傷、原子炉圧力容器破損などの事象の発生時期、事象の緩和手段に係る運転員操作の余裕時間、シビアアクシ
デント現象による格納容器負荷を解析すると共に、格納容器イベントツリ
ーのヘディングの分岐確率の計算に必要なデータを得る事を目的として、各 PDS を代表する事故進展解析を実施する。
(1) 解析対象事故シーケンスの選定
a. 解析対象 PDS の選定
解析対象 PDS は、事故進展の類似性の観点及び炉心損傷に至る際に期待可能な緩和系の類似性を考慮して選定する。
事故進展の類似性の観点として、格納容器破損時期や炉心損傷時の原子炉圧力容器の圧力等によってプラント損傷状態を分類した結果を
第 4.1.1.b-1 図に示す。
第 4.1.1.b-1 図の分類結果に対し、期待可能な緩和系の類似性の観点から、一部の解析対象事故シーケンスを整理した。整理した結果を第4.1.1-5

4.1.1.e-1 図に示す。
TQUX、TBU 及び TBD は、いずれも高圧注水及び減圧ができない
まま炉心損傷に至るシーケンスであり、事故進展解析上の相違は見られないと考えられることから、解析については TQUX で代表することとした。
TQUV 及び TBP は、いずれも原子炉は減圧されるものの、高圧及び低圧注水ができないまま炉心損傷に至るシーケンスであり、事故進展
解析上の相違は見られないと考えられることから、解析については
TQUV で代表することとした。
TQUV と LOCA はそれぞれ解析対象とした。これは、炉心損傷後の電源復旧等を受けて原子炉注水に成功した場合を考えると、LOCA では冷却水の一部が流出する可能性があること等、影響緩和手段に対する両者の応答の違いを考慮したためである。
また、AE、S1E、S2E は LOCA として 1 つのプラント損傷状態とした。これは、事故進展解析の結果(第 4.1.1.e-3 表参照)、AE と TQUVの RPV 破損までの時間の差が約 0.4 時間であるため、冷却材の流出口の大きさは、炉心損傷後の事象の進展速度に大きな影響は及ぼすものではないと考えたためである。
格納容器先行破損(レベル 1PRA 評価の範囲)である TC、TW、
ISLOCA については、炉心損傷の前に格納容器が破損しているモード
であり、レベル 1.5PRA における緩和手段が存在しないことから、イ
ベントツリーの作成対象から除外した。これは、TC、TW 及び ISLOCAについては、レベル 1PRA 側で格納容器破損防止対策を講じなければならないということを意味している。
以上の検討の結果、以下の事故シーケンスグループを解析対象として選定した。
・TQUV
・TQUX
・LOCA
・長期 TBb. 解析対象事故シーケンスの選定
解析対象事故シーケンスの選定にあたっては、操作余裕時間が厳しくなる観点、発生頻度が大きくなる観点等を考慮する。
LOCA 以外の PDS については、選定する過渡事象の違いによる操作余裕時間に対する影響はほとんど無いと考えられるため、事故シーケ
ンスの発生頻度の観点から、CDF に占める割合が最も大きい起因事象

4.1.1-6

として隔離事象(MSIV 閉鎖を伴う過渡事象)を選定する。
また、LOCA については、操作余裕時間の観点から事故進展が早い
大 LOCA を選定し、破断想定箇所としては従来設置許可申請の安全解
析で想定している HPCF 配管破断とする。
以上から、解析対象として選定した事故シーケンスを第 4.1.1.e-1 表に示す。
(2) 事故進展解析の解析条件
プラント構成・特徴の調査より、全ての事故シーケンスに対し共通するプラント構成・特徴に依存した基本解析条件を第 4.1.1.e-2 表に示す。
なお、事故進展解析には、事故シーケンスに含まれる物理化学現象、
機器・系統の動作を模擬することができる MAAP コードを使用した。
② 事故シーケンスの解析結果選定した各事故シーケンスについて、プラントの熱水力挙動の解析を実施した。解析結果を第 4.1.1.e-2 図に、原子炉圧力容器内および格納容器内の熱水力挙動の事象進展における主要事象発生時刻を第 4.1.1.e-3 表に示す。
4.1.1.f 格納容器破損頻度① 格納容器破損頻度の評価方法
格納容器イベントツリーの分岐に分岐確率を設定、又はフォールトツリ
ーをリンキングし、プラント損傷状態ごとに格納容器破損頻度を算出した。
② 格納容器イベントツリーヘディングの分岐確率
ヘディングの分岐確率は、次の通りに設定した。格納容器イベントツリ
ーの分岐確率の設定について第 4.1.1.f-1 表に示す。
(1) 物理化学現象に関する分岐確率の設定
シビアアクシデント現象のヘディングにおいて、不確実さが大きい現象に対しては、当該現象の支配要因、不確実さ幅及び格納容器の構造健
全性への影響の因果関係を明らかにし、分解イベントツリー(DET)手法等
を用いて、分岐確率を設定した。なお、物理化学現象に関する分岐確率の具体的な設定方法については、添付資料 4.1.1.f-1 に示す。このうち IVRに関しては、過去の様々な知見にもとづき、評価のモデルが構築されているが IVR 事象の解析について、その実機ベースでの適用性について確認した。確認結果を添付資料 4.1.1.f-2 に示す。
(2) 事故の緩和手段に関する分岐確率の設定

4.1.1-7

レベル 1PRA のフォールトツリーを基に、フォールトツリーを作成することにより、緩和手段の非信頼度(分岐確率)をモデル化した。
モデル化にあたっては、緩和手段に対する運転員の操作性及び事故時の条件を考慮するとともに、4.1.1.e の事故進展解析の結果から機器・系
統の回復操作を含めた運転員の時間余裕を分析した。事故進展解析の結果から、緩和手段実施までの時間余裕を設定した結果を第 4.1.1.f-2 表に示す。なお、時間余裕の設定の考え方を添付資料 4.1.1.f-3 に示す。
また、格納容器隔離の分岐確率は過去の文献をもとに設定した。詳細を添付資料 4.1.1.f-4 に示す。
③ 格納容器破損頻度の評価結果
定量化の結果、全格納容器破損頻度(CFF)は 3.3E-06/炉年、条件付格納容器破損確率(CCFP)は 1.0 となった。
PDS 別の CDF 及び CFF を第 4.1.1.f-3 表及び第 4.1.1.f-1 図に、PDS 別の CDF の円グラフを第 4.1.1.f-2 図に、PDS 別の CFF の円グラフを第4.1.1.f-3 図に示す。割合としては、全 CFF の約 99%が格納容器除熱機能喪
失から過圧破損に至るシーケンスとなった。本評価では殆どの AM 策を考慮していないことから、電源の復旧により ECCS が使用可能となる PDS 及び原子炉減圧の再実施により低圧 ECCS が使用可能となる PDS(TBU、TBP、
長期 TB、TQUX)では格納容器破損を回避できる場合がある(CCFP が 0.54
～0.80)が、上記以外 PDS(TQUV、LOCA、TBD、TW、TC、ISLOCA)の
CCFP は 1 となり、上述の通り PDS 別の CFF で TW シーケンスが大部分を占めるため、全体の CCFP は 1.0 となっている。
また、格納容器破損モード別の CFF を第 4.1.1.f-4 表に、格納容器破損モード別の CFF の円グラフを第 4.1.1.f-4 図に示す。全 CFF のうち、
「水蒸気(崩壊熱)による過圧破損」の寄与が約 99.8%、「過温破損」の寄与が約 0.2%を占め、以下、「ISLOCA」、「格納容器隔離失敗」の寄与が続くが、「水蒸気(崩壊熱)による過圧」および「過温破損」以外の格納容器破損モードの寄与
は 0.1%以下であった。
④ 重要度評価について
レベル 1.5PRA として重要度評価は実施していないが、レベル 1PRA で算出された炉心損傷頻度を PDS として整理して格納容器破損頻度評価の入力としており、特に重大事故等防止対策等を考慮しない(条件付格納容器破損確率(CCFP)が大きい)条件下では、レベル 1PRA の結果に強く依存する。
レベル 1PRA にて実施した表 3.1.1.h-5 に示す FV 重要度評価では、補機冷

4.1.1-8

却系、残留熱除去系の重要度が高くなっていることから、レベル 1.5PRAにおいてもこれらの機能の重要度が高くなっているものと考えられる。
以下に示す通り、CFF に占める割合が大きい格納容器破損モードは補機冷却系又は残留熱除去系の機能喪失に関連したものとなっていることが分かる。
・「水蒸気(崩壊熱)による過圧破損」では CFF の約 100%が「崩壊熱除去機
能喪失(TW)」シーケンスであり、これは、格納容器先行破損シーケンスであるため、PDS 別 CDF で約 99.8%を占める TW の寄与が大きくなっている。これについては、代替原子炉補機冷却系を用いた残留熱除去系
による除熱または格納容器圧力逃がし装置又は耐圧強化ベント系による除熱により格納容器破損頻度を低減することができると考える。
4.1.1.g 不確実さ解析及び感度解析① 不確実さ解析
格納容器破損モード別の格納容器破損頻度の不確実さ解析結果を第4.1.1.g-1 表及び第 4.1.1.g-1 図に示す。
不確実さ解析の結果、格納容器破損モード別の点推定値は不確実さ分布内にあり、格納容器破損モード別の点推定値と不確実さ解析結果の傾向に大きな差はなく、「水蒸気(崩壊熱)による過圧破損」が支配的であることが確認できた。したがって、格納容器破損モード別の格納容器破損頻度の特徴について、不確実さが有意に影響することは考えにくい。
② 感度解析
感度解析対象パラメータとして、IVR の失敗確率を選定した。選定理由
として、IVR 失敗が TQUX の主要な事故シーケンスにおいて上位に表れる
基事象であることを考慮した。
－ベースケース(ケース 1)： 事故シーケンス評価において、IVR 失敗の分岐確率として 0.66 を設定－ 感度解析 (ケース 2)： 事故シーケンス評価において、IVR 失敗の分岐確率として 1.0 を設定。
格納容器破損頻度の感度解析結果を第 4.1.1.g-2 表及び第 4.1.1.g-2 図に示す。
・格納容器破損モード毎についてドミナントとなるシーケンスに変わりはなく、格納容器破損頻度(CFF)の全体的な傾向に変化がないことを確認した。

4.1.1-9

・全 CFF で比較した場合、PCV 先行破損である TW を含む「水蒸気(崩壊熱)による過圧」の CFF が支配的であり、大きな差異は無い。
・格納容器先行破損モードである ISLOCA、格納容器隔離失敗の CFF に変化は無い。
・過圧破損については、格納容器先行破損モードである TW が支配的であるため、CFF に変化は見られない。
・DCH は炉心損傷後に RPV を減圧できない場合に発生する可能性があるが、減圧に失敗した場合は損傷炉心への注水に期待できないため、IVR のヘディングを通過するシーケンスとならないことから、本感度解析では CFF に変化は無い。
・IVR の失敗確率を 1 にしたことにより、RPV 破損後に現れる過温破損、
FCI、MCCI に至る確率が上昇し、過温破損、FCI、MCCI の CFF が上昇した。
・本感度解析の結果、全 CFF はほとんど変化せず、本現象の全 CFF に与える影響が小さいことを確認した。

4.1.1-10

第 4.1.1.a-1 表 格納容器の主要仕様

項

型

容

目

仕

様

圧力抑制型
(鉄筋コンクリート製格納容器(RCCV))式

ドライウェル空間部(ベント管とも)

約 7,400 m3

サプレッションチェンバ空間部

約 6,000 m3

サプレッションチェンバ保有水量(最小)約 3,600 m3

積

ドライウェル

最高使用圧力310 kPa[gage]

サプレッションチェンバ
最高使用温度

ドライウェル

171℃

サプレッションチェンバ

104℃

限界圧力

620 kPa[gage]

限界温度

200℃

第 4.1.1.a-2 表

重力による移動1 次系圧力による分散放出

燃料及びデブリの移動経路

放出先

放出先からの移動【RPV 破損前】
RPV 下鏡

移動なし【RPV 破損後】
原子炉下部
ドライウェル

移動なし【RPV 破損後】
原子炉下部
ドライウェル

連通孔を通じて上部ドライウェルに移動4.1.1-11

第 4.1.1.b-1 表炉心損傷に至る事故シーケンスの概要(1/2)

事故シーケンス

概要

TQUV

高圧及び低圧の炉心への注水系が故障している事故シーケンスである。原子炉の減圧に成功し、RPV の雰囲
気は低圧状態で事故が進展する。炉心損傷は事故後早期
に生じる。

TQUX

高圧の炉心への注水系が故障していて、さらに原子炉の減圧に失敗している事故シーケンスである。RPV の雰
囲気は高圧状態で事故が進展する。炉心損傷は事故後早期に生じる。

長期 TB

全交流電源が喪失し、RCIC などの作動後、直流電源の枯渇によって、RCIC などが機能喪失し炉心損傷に至る
事故シーケンスである。RPV の雰囲気は高圧状態で事故が進展する。直流電源が枯渇するまでには RCIC など
による炉心への注入が可能なため、炉心損傷は事故後後期に生じる。

TBU

全交流電源が喪失し、RCIC の故障などによって、炉心への注水ができない事故シーケンスである。RPV の雰
囲気は高圧状態で事故が進展する。炉心損傷は事故後早
期に生じる

TBP

全交流電源が喪失し、S/R 弁が開固着するため、RPV
内が減圧され、RCIC が使用できないなど、原子炉注水ができない事故シーケンスである。RPV の雰囲気は低圧状態で事故が進展する。炉心損傷は事故後早期に生じる。

TBD

外部電源の喪失後、直流電源の喪失によって、原子炉注
水ができない事故シーケンスである。RPV の雰囲気は高圧状態で事故が進展する。炉心損傷は事故後早期に生
じる。

LOCA
・AE(大 LOCA)
・S1E(中 LOCA)
・S2E(小 LOCA)

原子炉冷却材喪失事故(LOCA)後、原子炉注水機能が喪失する事故シーケンスである。大 LOCA においては事
象発生後、RPV の雰囲気は低圧状態で事故が進展する。
中小 LOCA においては ADS により低圧状態となる。炉
心損傷は事故後早期に生じる。

4.1.1-12

第 4.1.1.b-1 表炉心損傷に至る事故シーケンスの概要(2/2)

事故シーケンス

概要

TW

事故後、炉心への注水には成功するものの、崩壊熱の除去に失敗する事故シーケンスである。PCV 内に蓄積する水蒸気によって、炉心損傷前に PCV が過圧破損する。その後、原子炉注水機能が喪失して炉心損傷に至る。炉心損傷は事故後後期に生じる。

TC

事故後、原子炉の未臨界確保に失敗する事故シーケンスである。TW シーケンスと同様に、PCV 内に蓄積する水蒸気によって、炉心損傷前に PCV が過圧破損する。その後、RPV の雰囲気は高圧状態で事故が進展する。炉心損傷は事故後早期に生じる。

ISLOCA

事故後、RHR と ECCS を隔離する多重の弁の故障等に伴う LOCA により、冷却水の原子炉建屋への流出が継続し、炉心損傷に至る事故シーケンスである。炉心損傷は事故後早期に生じる。

4.1.1-13

第 4.1.1.b-2 表

プラント損傷状態の分類結果

PDS

PCV 破損
時期

RPV
圧力

炉心損傷
時期

電源確保

TQUV

炉心損傷後

低圧

早期

電源確保

TQUX

炉心損傷後

高圧

早期

電源確保

長期 TB

炉心損傷後

高圧

後期

DC 電源確保

TBU

炉心損傷後

高圧

早期

DC 電源確保AC 電源復旧
必要

TBP

炉心損傷後

低圧

早期

電源復旧必要

TBD

炉心損傷後

高圧

早期

DC 電源復旧必要

LOCA
・AE(大 LOCA)
・S1E(中 LOCA)
・S2E(小 LOCA)

炉心損傷後

低圧

早期

電源確保

TW

炉心損傷前

－

後期

電源確保

TC

炉心損傷前

－

早期

電源確保

ISLOCA

炉心損傷前

－

早期

電源確保

－：PDS の分類に際して考慮不要であることを示す。

4.1.1-14

第 4.1.1.b-3 表

プラント損傷状態毎の炉心損傷頻度発生頻度

プラント損傷状態

炉心損傷頻度(/炉年)

割合

TQUX

6.8E-10

0.0%

TQUV

6.9E-10

0.0%

長期 TB

4.8E-10

0.0%

TBU

5.3E-100.0%

TBP

1.2E-100.0%

TBD

8.1E-11

0.0%

LOCA

4.4E-090.1%

TW

3.3E-06

99.8%

TC

4.9E-120.0%

ISLOCA

9.5E-110.0%

合計

3.3E-06100%

4.1.1-15

第 4.1.1.c-1 表
抽出した負荷格納容器の健全性に影響を与える負荷と本 PRA で設定した格納容器破損モード(1/2)
負荷の概要

格納容器破損モード(除外事象の場合は除外理由を示す。)

ISLOCAISLOCA 発生後、冷却材の流出が継続して炉心損傷に至り、格納容器
格納容器バイパス事象であり、発生と同時に格納容器をバイパスして放射性物質等が原子炉建屋内に放出されるモードとしの閉じ込め機能を喪失する。
て分類。

格納容器隔離失敗

格納容器バイパス事象であり、炉心損傷時点で格納容 炉心損傷時点で格納容器の隔離に失敗しており、隔離失敗箇所から放器の隔離に失敗している状態。
射性物質等が原子炉建屋内に放出されるモードとして分類。

未臨界確保失敗時の水蒸気による過圧

原子炉の未臨界確保に失敗した場合に、炉心から生じ
左記の事象により、格納容器が過圧破損に至るモードとして分類。
続ける多量の蒸気で格納容器圧力が早期に上昇する。

4.1.1-16

崩壊熱除去に伴って 炉心又は格納容器に注入した水が崩壊熱によって蒸発 左記の事象により格納容器が過圧破損に至るモードとして分類。
発生する水蒸気による し、発生する蒸気によって格納容器圧力が緩やかに上 なお、圧力容器破損後の格納容器圧力上昇の要因には、コア・コンク
過圧昇する。
リート反応継続による非凝縮性ガスの蓄積も含まれる。
【除外事象】
圧力容器の蓋の衝突によって格納容器が破損するモードが考えられるが、圧力容器内での水蒸気爆発は、過去の知見から極めて生じにくいと事象と考えられることから、本 PRA で想定する格納容器破損モードから除外した。圧力容器内での水蒸気爆発についての詳細は添付資料
4.1.1.c-1 に示す。

圧力容器内での水蒸気爆発(炉内 FCI)

炉心溶融後、溶融物が圧力容器内下部の冷却水中に落下した場合、水蒸気爆発が発生する可能性がある。その際のエネルギーによって、圧力容器の蓋が持ち上げられると、格納容器に衝突する場合が考えられる。

圧力容器外での水蒸気爆発(炉外 FCI)

圧力容器破損後、溶融物が格納容器下部のペデスタル
左記の水蒸気爆発に伴うペデスタル部の損傷や水蒸気による圧力スパ部の水中に落下した場合、水蒸気爆発が発生する可能
イクによって格納容器損傷に至るモードとして分類。
性がある。

格納容器雰囲気
直接加熱(DCH)

高圧状態で圧力容器が破損した場合に、溶融物が格納
容器雰囲気中を飛散する過程で微粒子化し、雰囲気ガ 左記の急激な圧力上昇により、格納容器が破損に至るモードとして分スとの直接的な熱伝達等によって急激に加熱され、格 類。
納容器内圧力が急上昇する場合が考えられる。

第 4.1.1.c-1 表
抽出した負荷格納容器の健全性に影響を与える負荷と本 PRA で設定した格納容器破損モード(2/2)
負荷の概要

格納容器破損モード(除外事象の場合は除外理由を示す。)

4.1.1-17

溶融物直接接触(シェルアタック)【除外事象】
ドライウェル壁の一部が浸食され、溶融貫通して破損するモードが考
圧力容器破損後、溶融物が格納容器下部のペデスタル
えられるが、本破損モードは Mark-I 型格納容器特有であり、柏崎刈部へ落下、ペデスタル部の外側のドライウェルの床に
羽原子力発電所 6,7 号機では、格納容器の構造上、ペデスタル部に落流出、高温のデブリがドライウェル壁に接触し、壁面下した溶融物が直接ドライウェル壁(格納容器バウンダリ)と接触するを浸食する場合が考えられる。
ことは無い。このため、本破損モードは本 PRA で想定する格納容器破損モードから除外した。除外理由の詳細は添付資料 4.1.1.c-2 に示す。

貫通部過温

圧力容器破損後、溶融物が冷却されない場合、溶融物
左記の事象により、格納容器貫通部等が熱的に損傷し、格納容器が過から発生する崩壊熱の輻射や対流により、格納容器内
温破損に至るモードとして分類。
部が加熱される。

コア・コンクリート
反応継続(MCCI)

圧力容器破損後、溶融物が冷却されない場合、下部ド 左記の下部ドライウェル側壁の浸食による圧力容器支持機能の喪失又ライウェル側壁又は格納容器床面のコンクリートを浸 は格納容器床面が浸食により貫通し、格納容器の破損に至るモードと
食する。
して分類。

水素燃焼

燃料棒が露出し、高温となった場合にジルコニウムと水蒸気が反応して発生する水素や、MCCI で発生する
水素が、格納容器内に大量に蓄積され、燃焼する場合が考えられる。

【除外事象】
柏崎刈羽原子力発電所 6,7 号機では、運転中、格納容器内を窒素で置換し、酸素濃度を低く管理しているため、水素が可燃限界に至る可能性が十分小さい。このため、本破損モードは本 PRA で想定する格納容
器破損モードから除外した。除外理由の詳細は添付資料 4.1.1.c-2 に示す。

第 4.1.1.c-2 表

格納容器の状態

格納容器破損モードの選定

破損モード

概要

格納容器
健全

格納容器健全

格納容器が健全に維持されて事故
が収束

格納容器
バイパス

イ ン タ ー フ ェ イ ス インターフェイスシステム LOCA
システム LOCA
による格納容器バイパス

格納容器
隔離失敗

格納容器隔離失敗

炉心損傷時点で格納容器の隔離に失敗

水蒸気蓄積による準静的な加圧に原子炉未臨界確保
よる格納容器先行破損(原子炉未臨
失敗時の過圧破損
界確保失敗)
早期
格納容器
破損

水蒸気爆発(FCI)

格納容器内での水蒸気爆発又は水蒸気スパイクで格納容器が破損

格 納 容 器 雰 囲 気 直 格納容器雰囲気直接加熱による格接加熱(DCH)
納容器破損

格納
容器
物理的
破損

過温破損

後期
格納
容器
破損

格納容器貫通部が過温により破損

水蒸気(崩壊熱)によ 水蒸気・非凝縮性ガス蓄積による準る過圧破損
静的な加圧で格納容器が破損

デブリによる下部 D/W 壁のコンク
コア・コンクリート リート浸食による原子炉圧力容器
反応継続(MCCI)
支持機能喪失又はベースマットの溶融貫通による格納容器破損

4.1.1-18

第 4.1.1.d-1 表

物理化学現象発生条件

RPV 破損物理化学現象と設備及び操作との関係の整理発生後の事故進展

防止又は
緩和設備
ECCS

防止又は緩和操作
損傷炉心注水・RPV 高圧で破損

格納容器雰囲気直接加熱 S/R 弁
による格納容器破損
ECCS

RPV 減圧(RPV 高圧破損回避)
損傷炉心注水(RPV 破損回避)

水蒸気爆発

・RPV 破損時にデブリが落下
・デブリへの注水

水蒸気爆発による格納容
ECCS
器破損

損傷炉心注水(RPV 破損回避)

PCV 過温破損

・RPV 破損
・格納容器内に水なし

貫通部過温による格納容
ECCS
器破損

損傷炉心注水(RPV 破損回避)

・RPV 破損
・格納容器内に水なし(不確実さ コア・コンクリート反応
コンクリート浸食
ECCSが大きいため、水ありの場合 継続による格納容器破損
でも現象が進む可能性あり)

損傷炉心注水(RPV 破損回避)

高圧溶融物放出4.1.1-19

PCV 過圧破損

・崩壊熱による水蒸気生成
・非凝縮性ガス生成

水蒸気(崩壊熱)による過RHR圧による格納容器破損

格納容器スプレイ

第 4.1.1.d-2 表

No

ヘディング

炉心損傷～RPV 破損直前(T1)

ヘディングの定義

PCV 隔離事故後の PCV 隔離が正常に実施されなかった場合、失敗とする。

原子炉減圧操作

RPV が高圧のプラント状態において、RPVの減圧操作が正常に実施されなかった場合、失敗とする。

3

非常用交流電源復旧

電源喪失のプラント状態において、RPV 破損
前までに非常用交流電源が復旧されなかった
場合、失敗とする。

4

減圧後の損傷炉心注水

原子炉減圧操作後の炉心注水が正常に実施されなかった場合、失敗とする。

5

RPV 破損

溶融炉心が下部プレナム部へ落下した場合に、溶融炉心の冷却ができず、RPV 内に保持できない場合、失敗とする。

6

水蒸気爆発による破損

水蒸気爆発によって格納容器が破損する場
合、有とする

7

格納容器雰囲気直接加 格納容器雰囲気直接加熱によって格納容器が熱による破損
破損する場合、有とする。

1

RPV 破損直後(T2)

ヘディングの選定および定義(1/2)

2

4.1.1-20

第 4.1.1.d-2 表

RPV 破損後長期(T3)No

ヘディングの選定および定義(2/2)

ヘディング

ヘディングの定義
電源喪失のプラント状態において、PCV 破損
前までに非常用交流電源が復旧されなかった
場合、失敗とする。

8

交流電源復旧9

下部 D/W 注水(RPV 破 RPV 破損後の RPV 注水により RPV 破損口か断口からの注水)
らの水の流出が無い場合、失敗とする。

10

上部 D/W スプレイ

11

下部 D/W 床面および側壁においてコア・コン
デブリ冷却(コア・コン クリート反応が継続し、ベースマットが溶融
クリート反応継続)
貫通または側壁が RPV 支持機能喪失する場
合、有とする。

上部 D/W スプレイが正常に実施されなかった場合、失敗とする。

4.1.1-21

第 4.1.1.d-3 表
ヘディング(影響をRPV 減圧

電源復旧

損傷
炉心注水

RPV 破損(IVR)

炉外 FCI

格納容器雰囲気直
接加熱(DCH)PCV 隔離RPV 減圧

－

電源復旧

－

－

損傷
炉心注水

－

○

RPV 破損
(IVR)

－

－

－

○

炉外 FCI

－

－

－

○

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

RPV 破損後長期(T3)

4.1.1-22

炉心損傷～RPV 破損直前(T1)

PCV 隔離RPV 破損直後(T2)(影響を受ける側)

RPV 破損直後(T2)

炉心損傷～RPV 破損直前(T1)

与える側)
ヘディング

ヘディング間の従属性

格納容器雰囲気直
接加熱(DCH)

－

○
減圧により
DCH 防止電源復旧－－

下部 D/W 注水(RPV 破損口)－－

上部 D/W スプ
レイ(RHR)

－

－

デブリ冷却
(MCCI)－－RPV 破損後長期(T3)
電源復旧

下部 D/W 注水 上部 D/W スプ(RPV 破損口)
レイ(RHR)○
電源喪失時、注水には復旧が必要－(T1 で復旧していれば不要)○
電源喪失時、注水には復旧が必要○
電源喪失時、注水には復旧が必要－○
電源喪失時の注水には復旧が必要○
電源喪失時、注水には復旧が必要

－

－
○

－

デブリ冷却
(MCCI)

第 4.1.1.e-1 表

PDS

事故進展解析の対象とした代表事故シーケンス

選定した事故シーケンス

備考

TQUV

MSIV 閉鎖を伴う過渡事象→高圧注水系失 TBP も 同 様 で あ る た
敗→ADS 手動起動による減圧→低圧注水 め、本事故シーケンス
系失敗→RPV 低圧破損→PCV 破損
で代表させる。

TQUX

MSIV 閉鎖を伴う過渡事象→高圧注水系失 TBU、TBD も同様であ敗 → 原 子 炉 減 圧 失 敗 →RPV 高 圧 破 損 るため本事故シーケン→PCV 破損スで代表させる。

長期 TB

全交流電源喪失→RCIC 作動→事故後 8h で
DC バッテリ枯渇・RCIC 機能喪失→RPV
高圧破損→PCV 破損

LOCA

HPCF 配管破断→高圧注水系失敗→低圧注 破断口は大 LOCA の破
水系失敗→RPV 低圧破損→PCV 破損
断口で代表させる。

4.1.1-23－

第 4.1.1.e-2 表

解析コードの基本解析条件

項目

解析条件

原子炉出力

3926 MW

原子炉圧力

7.07MPa[gage]

原子炉水位

通常水位

格納容器空間容積

D/W：7350 m3
W/W：9540 m3

炉心損傷

被覆管破損温度：1500 K
炉心ノード融点：2500 K

原子炉圧力容器破損

下部ヘッド CRD 貫通部の破損

格納容器破損モード

過圧破損条件
2Pd(約 620kPa[gage])
過温破損条件200℃(格納容器内壁面温度にて判定)

DC バッテリ継続時間

8 時間

4.1.1-24

第 4.1.1.e-3 表

事故進展解析結果

PDS

炉心溶融

RPV 下部プレナ
ムリロケーショ
ン※

TQUV

0.8hr

2.1hr

5.7hr

9.3hr
(過温破損、D/W)

TQUX

1.3hr

2.8hr

4.5hr

8.1hr
(過温破損、D/W)

長期 TB

11.4hr13.8hr

15.9hr

19.0hr(過温破損、D/W)

LOCA

0.6hr

1.9hr

5.3hr

6.2hr
(過温破損、D/W)※

RPV 破損PCV 破損RPV 下部プレナムリロケーションとは、RPV 下部プレナムへのデブリの移行を意味する。

4.1.1-25

第 4.1.1.f-1 表

現象・機能等
PCV 隔離

原子炉減圧

発生条件

格納容器イベントツリー分岐確率の設定(1/3)

分岐確率
5.0E-03

分岐確率の考え方
NUREG/CR-4220(1985)で評価された
アンアベイラビリティを固定分岐確率として設定する。

RPV 高圧シー FT により設定 レベル 1PRA の FT をベースとして、
ケンス
以下をモデル化する。
・TQUX 時において、S/R 弁の手動操作に加え、ADS 自動起動・手動操作に期待・SBO 時において、S/R 弁の手動操作に期待
・事故進展解析結果を踏まえた操作時
間余裕を考慮した手動操作の人的過
誤確率を設定AC 電源復旧 TBU 、 TBP 、 FT により設定 レベル 1PRA の FT をベースとして、(RPV 破 損 TBD、長期 TB
以下をモデル化する。
前)・長期 TB 以外において、高圧電源融通に期待しない。
・レベル 1PRA における失敗を考慮する
損 傷 炉 心 注 ・RPV 低圧シ FT により設定
水ーケンス
・RPV 高圧シ
ーケンスに
て減圧に成
功の場合

4.1.1-26

レベル 1PRA の FT をベースとして、以下をモデル化する。
・HPCF、RCIC 及び給復水系に期待しない・SLC による注水に期待しない・CRD による注水に期待しない
・事故進展解析結果を踏まえた操作余裕時間を考慮した手動操作の人的過
誤確率を設定第 4.1.1.f-1 表

現象・機能等
RPV 破損

格納容器イベントツリー分岐確率の設定(2/3)

発生条件

分岐確率

分岐確率の考え方(IVR)

TQUV+代替注水系 6.6×10-1
相当(110 m3/h)の注
水

分解イベントツリー(DET)手法を用いて分岐確率を設定する。
なお、DET のヘディングおよび分岐確率については、これまでの知見を基に設定した。

RPV 破損時
水蒸気爆発

RPV 破損シーケン 4.8×10-5
ス

FCI 現象を素過程に分解し、それらに影響する要因に対して、解析
コード、研究結果、工学的判断等により発生確率を定量化することにより分岐確率を設定する。

DCH によるPCV 破損早期 RPV 高圧破損 4.1×10-5
シーケンス

(DCH)

(TQUX)

DET 手法による評価を基に、不確かさを持つパラメータに対して解析評価、工学的判断等によって確率分布を設定し、モンテカル
ロ計算により DCH による PCV
破損の分岐確率を設定する。

(FCI)

後期 RPV 高圧破損 2.4×10-3
シーケンス(長期 TB)AC 電源復旧(PCV 破損前)

TBU、TBP、TBD、 FT により設定 レベル 1PRA と同様の評価方法
長期 TB
により分岐確率を設定する。
なお、時間余裕は事故進展解析に基づいて設定した時間を使用する。

4.1.1-27

第 4.1.1.f-1 表

現象・機能等発生条件

格納容器イベントツリー分岐確率の設定(3/3)

分岐確率

分岐確率の考え方

下部 D/W 注水 RPV 破損時に FT により設定(RPV 破損口) お い て LPFL
による RPV 注
水成功の場合レベル 1PRA の FT をベースとして以下をモデル化する。
・RPV 破損口利用失敗確率は、
NUREG/CR-4700 を基に設定する。
・TQUV 及び LOCA において
LPFL による注水に期待
・事故進展解析結果を踏まえた操
作余裕時間を考慮した手動操
作の人的過誤確率を設定

上部 D/W
スプレイ

RHR 使用可能 FT により設定
な場合

レベル 1PRA の FT をベースとして以下をモデル化する。
・事故進展解析結果を踏まえた操
作余裕時間を考慮した手動操作の人的過誤確率を設定

RPV 破損シー 7.3E-03
ケンス

DET 手法による評価を基に、不確かさを持つパラメータに対して解析評価、工学的判断等によって確率分布を設定し、モンテカル
ロ計算により MCCI による PCV
破損の分岐確率を設定する。

(RHR)

デブリ冷却
(MCCI)

4.1.1-28

第 4.1.1.f-2 表

ヘディング
原子炉減圧

時間余裕の設定

タイミング

時間余裕

RPV 破損まで
長期 TB 以外：5 時間
長期 TB：17 時間

損傷炉心注水RPV 破損まで

非常用交流／直流電源復旧

リロケーションま
長期 TB 以外：2 時間
で
長期 TB：13 時間

非常用交流／直流電源復旧

PCV 破損まで

4.1.1-29

長期 TB 以外：5 時間
長期 TB：16 時間

第 4.1.1.f-3 表

プラント損傷状態別の炉心損傷頻度及び格納容器破損頻度割合

条件付き格納容器破損確率(－)

格納容器破損頻度(/炉年)

割合

6.8E-10

0.0%

0.54

3.7E-10

0.0%

TQUV

6.9E-10

0.0%

1.00

6.9E-10

0.0%

長期 TB

4.8E-10

0.0%

0.80

3.8E-10

0.0%

TBU

5.3E-10

0.0%

0.60

3.2E-100.0%

TBP

1.2E-10

0.0%

0.59

7.1E-11

0.0%

TBD

8.1E-11

0.0%

1.00

8.1E-11

0.0%

LOCA

4.4E-09

0.1%

1.00

4.4E-090.1%

TW

3.3E-06

99.8%

1.00

3.3E-06

99.8%

TC

4.9E-12

0.0%

1.00

4.9E-120.0%

ISLOCA

9.5E-11

0.0%

1.00

9.5E-110.0%

合計

3.3E-06

100%

1.00

3.3E-06

100%

PDS

炉心損傷頻度(/炉年)

TQUX※炉心損傷頻度、格納容器破損頻度への寄与が大きい PDS における代表的な事
故シーケンスは以下のとおり。
TW：崩壊熱除去機能喪失
LOCA：LOCA 時注水機能喪失

4.1.1-30

第 4.1.1.f-4 表

格納容器破損モード別の格納容器破損頻度

格納容器破損モード

格納容器破損頻度(/炉年)割合

未臨界確保失敗時の過圧破損

4.9E-12

0.0%

水蒸気爆発

2.7E-130.0%

格納容器雰囲気直接加熱

1.1E-12

0.0%

過温破損

6.1E-090.2%

水蒸気(崩壊熱)による過圧破損

3.3E-06

99.8%

コア・コンクリート反応継続

4.5E-120.0%

格納容器隔離失敗

3.5E-11

0.0%

ISLOCA

9.5E-110.0%

合計

3.3E-06100%

4.1.1-31

第 4.1.1.g-1 表

格納容器破損モード別格納容器破損頻度不確実さ解析

格納容器破損頻度(/炉年)
破損モード
5%値

95%値

中央値

平均値

点推定値

未臨界確保失敗時の過圧破損

1.4E-13

1.3E-11

1.2E-124.0E-12

4.9E-12水蒸気爆発

5.2E-16

3.8E-13

1.1E-14

1.4E-13

2.7E-13

格納容器雰囲気
直接加熱

3.2E-15

3.9E-12

1.1E-13

1.2E-12

1.1E-12

過温破損

4.2E-10

1.8E-08

1.9E-09

9.0E-09

6.1E-09

水蒸気(崩壊熱)による過圧破損

4.5E-07

1.1E-05

1.7E-06

3.8E-06

3.3E-06

コア・コンクリート
反応継続0.0E-00

1.4E-11

2.8E-13

4.4E-12

4.5E-12

格納容器隔離失敗

1.0E-12

1.1E-109.0E-124.0E-11

3.5E-11

ISLOCA

2.8E-13

2.9E-108.3E-12

7.7E-11

9.5E-11

合計

4.5E-07

1.1E-05

1.7E-06

3.9E-06

3.3E-06

4.1.1-32

第 4.1.1.g-2 表

IVR の失敗確率に関する感度解析結果

格納容器破損頻度(/炉年)
格納容器破損モード

ケース 1(ベースケース)

ケース 2

未臨界確保失敗時の過圧破損

4.9E-12

4.9E-12水蒸気爆発

2.7E-13

2.8E-13

原子炉格納容器雰囲気直接加熱

1.1E-12

1.1E-12

過温破損

6.1E-09

6.2E-09

水蒸気(崩壊熱)による過圧破損

3.3E-06

3.3E-06

コア・コンクリート反応継続

4.5E-12

5.4E-12

格納容器隔離失敗

3.5E-11

3.5E-11

ISLOCA

9.5E-11

9.5E-11

合計

3.3E-06

3.3E-06

4.1.1-33

4.1.1-34
図 4.1.1-1 内部事象運転時レベル 1.5PRA の評価フローペデスタル底面以下には
厚さ 1.6 m のコンクリー
トが充填されており、その下に RCCV 底部の鋼製ラ
イ ナ (S/C ボ ト ム ラ イ ナー)、厚さ 5.5 m のコンクリートがある。

：コンクリート部：鋼製ライナー

ベント管の配置
上から見た図。ペデスタル
壁内部に等間隔で 10 本が設置されている。

1600

5500

第 4.1.1.a-1 図 格納容器及び下部ドライウェル(ペデスタル部)の構造の詳細

4.1.1-35

炉心損傷
事故シーケンス

PCV破損時期

RPV圧力

炉心損傷時期

電源確保

後期
TW
炉心損傷前
TW
TC
ISLOCA

4.1.1-36

TQUX
TQUV
AE
S1E
S2E
TBU
TBP
TBD
長期TB
TW
TC
ISLOCA

高圧
TQUX
TBU
TBD
長期TB
炉心損傷後
TQUX
TQUV
AE
S1E
S2E
TBU
TBP
TBD
長期TB

プラント損傷状態
TW

早期
TC
ISLOCATC
ISLOCA

後期
長期TB

長期TB
電源確保
TQUX

早期
TQUX
TBU
TBD

直流電源確保必要
交流電源復旧要
TBU
直流電源復旧要
TBD

低圧
TQUV
AE
S1E
S2E
TBP

第 4.1.1.b-1 図 プラント損傷状態の分類

電源確保
TQUV
AE
S1E
S2E
電源復旧要
TBP

TQUX

TBU
TBD
TQUV
AE
S1E
S2E

TBP

格納容器
隔離失敗
TQUV
TQUX
長期 TB
TBD
TBU
TBP
LOCA

圧力容器外での水蒸気爆発(炉外 FCI)
炉心損傷

格納容器雰囲気
直接加熱(DCH)

4.1.1-37

格納容器
過圧破損

TC

未臨界確保失敗時の水蒸気
による過圧

格納容器
過圧破損

ISLOCAISLOCA継続

炉心損傷前(レベル 1PRA)

格納容器の健全性に影響を与える負荷

格納容器破損(DCH)

溶融物直接接触

格納容器破損(シェルアタック)(シェルアタック)

格納容器破損(炉内 FCI)

崩壊熱除去に伴って発生する水
蒸気による過圧

プラント
損傷状態

圧力容
器破損

圧力容器下部への溶融物落下

圧力容器内での水蒸気爆発(炉内 FCI)TW

凡例
格納容器破損(炉外 FCI)

物理化学現象
格納容器
破損モード

崩壊熱除去に伴って発生する水
蒸気による過圧

溶融物
冷却成功

炉心
損傷

炉心
損傷

炉心損傷発生から
原子炉圧力容器破損に至るまでの状態(T1)

第 4.1.1.c-1 図

格納容器
過圧破損

貫通部過温

格納容器
過温破損

コア・コンクリート
反応継続(MCCI)

格納容器破損(MCCI)

水素燃焼

格納容器破損(水素燃焼)

原子炉圧力容器
破損直後の状態(T2)

BWR のシビアアクシデントで考えられる事故進展

格納容器底部への溶融炉心落下後の状態(T3)炉心損傷
事故シーケンス

PCV
破損時期

RPV圧力

炉心損傷時期

起因事象

後期
(TW)
炉心損傷前
(TW)
(TC)
(ISLOCA)

4.1.1-38

TQUX
TQUV
AE、S1E、S2E
TBU
TBP
TBD
長期TB
(TC)
(TW)
(ISLOCA)

(TW)

(TC)
(ISLOCA)早期(TC)(ISLOCA)
後期
長期TB

炉心損傷後
TQUX
TQUV
AE、S1E、S2E
TBU
TBP
TBD
長期TB

高圧
TQUX
TBU
TBD
長期TB

長期TB
TQUX
TBU
TBD

早期
TQUX
TBU
TBD
過渡

低圧
TQUV
AE、S1E、S2E
TBP

第 4.1.1.e-1 図

事故

解析対象とする PDS 分類

PDSグループ化
結果

TQUV
TBP

AE、S1E、S2E

炉心最高温度(K)△ ： 炉心損傷(2500 K)▽ ： 下部プレナムリロケーション○ ： 原子炉圧力容器下部ヘッド破損■ ： 原子炉格納容器破損

事象発生からの経過時間(h)第 4.1.1.e-2 図(1/16) TQUV シーケンスの解析結果(炉心最高温度)

原子炉圧力(MPa)△ ： 炉心損傷(2500 K)▽ ： 下部プレナムリロケーション○ ： 原子炉圧力容器下部ヘッド破損■ ： 原子炉格納容器破損

事象発生からの経過時間(h)第 4.1.1.e-2 図(2/16) TQUV シーケンスの解析結果(原子炉圧力)4.1.1-39

D/W 圧力(kPa)

格納容器最高使用圧力△ ： 炉心損傷(2500 K)▽ ： 下部プレナムリロケーション○ ： 原子炉圧力容器下部ヘッド破損■ ： 原子炉格納容器破損

事象発生からの経過時間(h)第 4.1.1.e-2 図(3/16) TQUV シーケンスの解析結果(D/W 圧力)

D/W 温度(℃)

格納容器最高使用温度△ ： 炉心損傷(2500 K)▽ ： 下部プレナムリロケーション○ ： 原子炉圧力容器下部ヘッド破損■ ： 原子炉格納容器破損

事象発生からの経過時間(h)第 4.1.1.e-2 図(4/16) TQUV シーケンスの解析結果(D/W 内壁面温度)

4.1.1-40

炉心最高温度(K)△ ： 炉心損傷(2500 K)▽ ： 下部プレナムリロケーション○ ： 原子炉圧力容器下部ヘッド破損■ ： 原子炉格納容器破損

事象発生からの経過時間(h)第 4.1.1.e-2 図(5/16) TQUX シーケンスの解析結果(炉心最高温度)

原子炉圧力(MPa)△ ： 炉心損傷(2500 K)▽ ： 下部プレナムリロケーション○ ： 原子炉圧力容器下部ヘッド破損■ ： 原子炉格納容器破損

事象発生からの経過時間(h)第 4.1.1.e-2 図(6/16) TQUX シーケンスの解析結果(原子炉圧力)4.1.1-41

D/W 圧力(kPa)

格納容器最高使用圧力△ ： 炉心損傷(2500 K)▽ ： 下部プレナムリロケーション○ ： 原子炉圧力容器下部ヘッド破損■ ： 原子炉格納容器破損

事象発生からの経過時間(h)第 4.1.1.e-2 図(7/16) TQUX シーケンスの解析結果(D/W 圧力)

D/W 温度(℃)

格納容器最高使用温度△ ： 炉心損傷(2500 K)▽ ： 下部プレナムリロケーション○ ： 原子炉圧力容器下部ヘッド破損■ ： 原子炉格納容器破損

事象発生からの経過時間(h)第 4.1.1.e-2 図(8/16) TQUX シーケンスの解析結果(D/W 内壁面温度)

4.1.1-42

炉心最高温度(K)△ ： 炉心損傷(2500 K)▽ ： 下部プレナムリロケーション○ ： 原子炉圧力容器下部ヘッド破損■ ： 原子炉格納容器破損

事象発生からの経過時間(h)第 4.1.1.e-2 図(9/16) 長期 TB(SBO, 蓄電池枯渇により 8 時間で RCIC 停止)
シーケンスの解析結果(炉心最高温度)

原子炉圧力(MPa)△ ： 炉心損傷(2500 K)▽ ： 下部プレナムリロケーション○ ： 原子炉圧力容器下部ヘッド破損■ ： 原子炉格納容器破損

事象発生からの経過時間(h)第 4.1.1.e-2 図(10/16) 長期 TB(SBO, 蓄電池枯渇により 8 時間で RCIC 停止)
シーケンスの解析結果(原子炉圧力)4.1.1-43

格納容器最高使用圧力
D/W 圧力(kPa)△ ： 炉心損傷(2500 K)▽ ： 下部プレナムリロケーション○ ： 原子炉圧力容器下部ヘッド破損■ ： 原子炉格納容器破損

事象発生からの経過時間(h)第 4.1.1.e-2 図(11/16) 長期 TB(SBO, 蓄電池枯渇により 8 時間で RCIC 停止)
シーケンスの解析結果(D/W 圧力)

D/W 温度(℃)

格納容器最高使用温度△ ： 炉心損傷(2500 K)▽ ： 下部プレナムリロケーション○ ： 原子炉圧力容器下部ヘッド破損■ ： 原子炉格納容器破損

事象発生からの経過時間(h)第 4.1.1.e-2 図(12/16) 長期 TB(SBO, 蓄電池枯渇により 8 時間で RCIC 停止)
シーケンスの解析結果(D/W 内壁面温度)

4.1.1-44

炉心最高温度(K)△ ： 炉心損傷(2500 K)▽ ： 下部プレナムリロケーション○ ： 原子炉圧力容器下部ヘッド破損■ ： 原子炉格納容器破損

事象発生からの経過時間(h)第 4.1.1.e-2 図(13/16) LOCA(大 LOCA+注水失敗)シーケンスの解析結果(炉心最高温度)

原子炉圧力(MPa)△ ： 炉心損傷(2500 K)▽ ： 下部プレナムリロケーション○ ： 原子炉圧力容器下部ヘッド破損■ ： 原子炉格納容器破損

事象発生からの経過時間(h)第 4.1.1.e-2 図(14/16) LOCA(大 LOCA+注水失敗)シーケンスの解析結果(原子炉圧力)4.1.1-45

D/W 圧力(kPa)

格納容器最高使用圧力△ ： 炉心損傷(2500 K)▽ ： 下部プレナムリロケーション○ ： 原子炉圧力容器下部ヘッド破損■ ： 原子炉格納容器破損

事象発生からの経過時間(h)第 4.1.1.e-2 図(15/16) LOCA(大 LOCA+注水失敗)シーケンスの解析結果(D/W 圧力)

D/W 温度(℃)

格納容器最高使用温度△ ： 炉心損傷(2500 K)▽ ： 下部プレナムリロケーション○ ： 原子炉圧力容器下部ヘッド破損■ ： 原子炉格納容器破損

事象発生からの経過時間(h)第 4.1.1.e-2 図(16/16) LOCA(大 LOCA+注水失敗)シーケンスの解析結果(D/W 内壁面温度)

4.1.1-46

1.0E-03
炉心損傷頻度
格納容器破損頻度

1.0E-04

1.0E-06
1.0E-07
1.0E-08
1.0E-09
1.0E-101.0E-11
1.0E-12

第 4.1.1.f-1 図

計
合

CA
IS

LO

TC

TW

LO
CA

TB
D

TB
P

TB
U

TB
期
長

UV
TQ

UX

1.0E-13

TQ

格納容器破損頻度(／炉年)

4.1.1-47

炉心損傷頻度(／炉年)

1.0E-05

プラント損傷状態別の炉心損傷頻度及び格納容器破損頻度 CFF の比較

長期TB
TBU

TBP
ISLOCA
TBD
TC

TQUX
TQUV
LOCA

TW
第 4.1.1.f-2 図

プラント損傷状態別の炉心損傷頻度

長期TB
TBU

TBP
ISLOCA

TQUX

TBD

TQUV

TC

LOCA

TW
第 4.1.1.f-3 図

プラント損傷状態別の格納容器破損頻度

4.1.1-48

第 4.1.1.f-4 図

格納容器破損モード別の格納容器破損頻度

4.1.1-49

1.E-04
点推定値
平均値
中央値
95%確率値
5%確率値

1.E-05

1.E-07
1.E-08
1.E-09
1.E-101.E-11
1.E-12
1.E-13
1.E-14

第 4.1.1.g-1 図

格納容器破損モード別格納容器破損頻度不確実さ解析

全格納容器
破損頻度

ISLOCA

格納容器隔離失敗

水蒸気爆発

未臨界確保失敗
未臨界確保失敗
時の過圧破損時の過圧

コアコンクリート
反応継続

水蒸気(崩壊熱)
水蒸気(崩壊熱)による過圧による過圧破損

1.E-16

格納容器雰囲気
直接加熱

1.E-15過温破損
貫通部過温

4.1.1-50

格納容器破損頻度(/炉年)

1.E-06

1.0E-03
ベースケース
感度解析ケース

1.0E-04
1.0E-05

1.0E-07

6.1E-09→6.2E-09

1.0E-08
1.0E-09

2.7E-13→2.8E-13

1.0E-10

4.5E-12→5.4E-12

1.0E-11

第 4.1.1.g-2 図

IVR の失敗確率に関する感度解析

全格納容器
破損頻度

ISLOCA

格納容器隔離失敗

水蒸気爆発

未臨界確保失敗
未臨界確保失敗
時の過圧
時の過圧破損

コアコンクリート
反応継続

水蒸気(崩壊熱)
水蒸気(崩壊熱)による過圧破損による過圧

1.0E-13

格納容器雰囲気
直接加熱

1.0E-12過温破損
貫通部過温

4.1.1-51

格納容器破損頻度(/炉年)

1.0E-06