資料1-1-3
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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18
提出年月日
平成27年10月22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27年10月
東京電力株式会社

目 次：今回のご説明範囲

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
1.5 高圧代替注水系
1.6 可搬型代替直流電源設備
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 時の破断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
16. 復水移送ポンプ以外による代替注水操作について
17. ６／７号炉 使用済燃料プールサイフォンブレーカについて
18. 配管の全周破断及び逆止弁の全開固着を想定した場合について
19. 定期検査工程の概要
20. 反応度投入事象を起因事象から除外した考え方について
21. G 値について
22. 格納容器内における気体のミキシングについて
23. 水素の燃焼条件
24. 使用済燃料貯蔵プール監視設備の仕様等について
25. 柏崎刈羽６，７号機 SFP プール水沸騰・喪失時の未臨界性評価
26. 内部事象 PRA における主要なカットセットと FV 重要度に照らした重大事故等防止対策の対応状況
27. 地震 PRA，津波 PRA から抽出される事故シーケンスと対策の有効性

11

28. 深層防護の考え方について
29. 希ガス保持による減衰効果について
30. 原子炉圧力挙動の解析上の取扱いについて
31. 事象発生時の状況判断について
32. 安定状態の考え方について
33. 炉心損傷開始の判断基準及び炉心損傷判断前後の運転操作の差異について
34. 逃がし安全弁の作動用の窒素の供給について
35. 全交流動力電源喪失時のサプレッション・チェンバ・プール水位について
36. 格納容器内に存在する亜鉛の反応により発生する水素の影響について
37. サプレッション・チェンバ等水位上昇時の計装設備への影響について
38. 原子炉隔離時冷却系（RCIC）の運転継続及び原子炉減圧の判断について
39. ６／７号炉 原子炉冷却材再循環ポンプからのリークの有無について
40. 高圧・低圧注水機能喪失及び LOCA 時注水機能喪失シナリオにおけるシュラウド外水位の推移について
41. 逃がし安全弁に係る実態と解析の違い及びその影響について
42. SGTS による系外放出を考慮した被ばく評価について
43. 有効性評価解析条件の見直しについて
44. 崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）における平均出力燃料集合体での燃料被覆管最高温度の代表性について
45. 外部電源喪失を仮定することによる沸騰遷移発生の有無について
46. サプレッション・チェンバの水位上昇に係る構造的な耐性について
47. 非常用ディーゼル発電機が起動成功した場合の影響について(崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）)
48. 逃がし安全弁（SRV）出口温度計による炉心損傷の検知性について
49. 原子炉満水操作の概要について
50. 外部水源温度の条件設定の根拠について
51. 注水温度の違いによる解析結果への影響について
52. 原子炉注水手段がない場合の原子炉減圧の考え方について
53. 溶融炉心・コンクリート相互作用に対するドライウェルサンプの影響について
54. 格納容器下部の水張りの適切性
55. 格納容器下部注水手順及び注水確認手段について
56. 水蒸気爆発評価の解析コードについて
57. 格納容器頂部注水について
58. LOCA 解析における燃料の代表性について
59. エントレインメントの影響について
60. 有効性評価の主要解析条件と設置変更許可申請書添付書類八との整合性について

2

2

61. 原子炉建屋から大気中への放射性物質の漏えい量について
62. 放射線防護具類着用の判断について
63. 放射線環境下における作業の成立性
64. 非凝縮性ガスの影響について
65. ドライウェルクーラの使用を仮定した場合の格納容器除熱効果について
66. MUWC の機能分散について
67. 中小 LOCA の事象想定について
68. サプレッション・チェンバのスクラビングによるエアロゾル捕集効果
69. 真空破壊装置の水没の影響と海外での運用について
70. 格納容器ベント操作について
71. 再循環流量制御系の運転モードによる評価結果への影響
72. ほう酸水注入系のほう酸濃度，貯蔵量，10B の比率等の初期条件
73. ほう酸水注入系(SLC)起動後の炉心状態(冷却材保有量等)について
74. 中性子束振動の判断について
75. 給水ポンプ・トリップ条件を復水器ホットウェル枯渇とした場合の評価結果への影響
76. SLC 起動を自動化する場合と手動起動する場合の効果の違いに関する整理
77. ATWS 時の原子炉低温低圧状態まで導く手順概要について
78. 全制御棒挿入失敗の想定が，部分制御棒挿入失敗により出力に偏りが生じた場合を包絡しているかについて
79. 米国等の知見に照らした原子炉停止機能喪失事象の解析条件の妥当性
80. 原子炉停止機能喪失時における給水流量を低下操作の考え方と給水ランバックの自動化を今後の課題とする理由
81. 評価におけるブローアウトパネルの位置付けについて
82. ＩＳ－ＬＯＣＡ発生時の低圧配管破断検知について
83. 系統圧力によるＩＳ－ＬＯＣＡ検知判断について
84. ADS 自動起動阻止操作の失敗による評価結果への影響
85. 給水流量をランアウト流量(68%)で評価することの妥当性
86. 原子炉停止機能喪失事象の評価におけるヒータドレン水の考慮
87. 高温環境下での逃がし安全弁の開保持機能維持について
88. 格納容器下部ドライウェル(ペデスタル)に落下する溶融デブリ評価条件と落下後の蓄積に関する考慮
89. 実効 G 値に係る電共研の追加実験について
90. ABWR,RCCV 型格納容器におけるエントレイメント係数の圧力スパイクに対する感度解析
91.｢高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱(DCH)｣，｢原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用(FCI)｣，｢溶融炉心・コンクリート相互作用(MCCI)｣と｢高圧・低圧注水機
能喪失(TQUV)｣との対応及び要員数の比較

3

3

：今回のご説明範囲
92.デブリが炉外へ放出される場合と炉内に留まる場合の格納容器内の気体組成と水素燃焼リスクへの影響
93. 使用済燃料貯蔵プールの監視について
94. 想定事故 2 においてサイフォン現象を想定している理由について
95. 使用済燃料プール（SFP）ゲートについて
96. プラント停止中における崩壊熱除去機能喪失時の格納容器の影響について
97. サイフォン現象による SFP 水の漏えい停止操作について
98. 反応度誤投入における炉心の状態等の不確かさについて
99. 有効性評価における燃料プール代替注水系（可搬型）について
100. 使用済燃料プール水位計の熱電対による水位計測について

44

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

5

5

6

ガスタービン発電機車

系統図（6 号）

6

（

）

Ａ

直
流
１
２
５
Ｖ
充
電
器
盤
６
Ａ

ＭＣＣ
６Ｃ－１－７

Ａ

（

交
流
１
２
０
Ｖ
中
央
制
御
室
計
測
用
主
母
線
盤
６
Ａ
Ａ
Ｍ
用
直
流
１
２
５
Ｖ
充
電
器
盤

ＭＣＣ
６Ｃ－１－５

（
）

Ｃ

）

Ｂ

復
水
移
送
ポ
ン
プ

復
水
移
送
ポ
ン
プ

（

ー

）

２

直
流
１
２
５
Ｖ
充
電
器
盤
６
Ａ

ＭＣＣ
６Ｃ－１－８

Ｐ／Ｃ ６Ｃ－１

大
容
量
可
搬
型
空
調
機

ＡＭ用ＭＣＣ６Ｂ

残
留
熱
除
去
系
ポ
ン
プ

Ｍ／Ｃ

直
流
１
２
５
Ｖ
充
電
器
盤
６
Ｂ

ＭＣＣ
６Ｄ－１－７

Ｂ

）

復
水
移
送
ポ
ン
プ

ＭＣＣ
６Ｃ－１－２

残
留
熱
除
去
系
ポ
ン
プ

Ｍ／Ｃ ６Ｃ

緊急用Ｍ／Ｃ

（

非
常
用
照
明

ＭＣＣ
６Ｄ－１－８：変圧器：断路器：配線用遮断器：遮断器

Ｐ／Ｃ ６Ｄ－１

６Ｄ【凡例】

ガスタービン発電機車

系統図（7 号）

７Ｃ

直
流
１
２
５
Ｖ
充
電
器
盤
７
Ａ

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

ＭＣＣ
７Ｃ－１－７

Ａ
Ｍ
用
直
流
１
２
５
Ｖ
充
電
器
盤

ＭＣＣ
７Ｃ－１－４

Ｐ／Ｃ ７Ｃ－１

（
）

（

Ｃ

）

Ｂ

復
水
移
送
ポ
ン
プ
復
水
移
送
ポ
ン
プ

（

ー

２

直
流
１
２
５
Ｖ
充
電
器
盤
７
Ａ

ＭＣＣ
７Ｃ－１－６

Ａ

）

）

Ａ

非
常
用
照
明

（

復
水
移
送
ポ
ン
プ

ＭＣＣ
７Ｃ－１－１

残
留
熱
除
去
系
ポ
ン
プ

Ｍ／Ｃ

緊急用Ｍ／Ｃ

大
容
量
可
搬
型
空
調
機

ＡＭ用ＭＣＣ７Ｂ

直
流
１
２
５
Ｖ
充
電
器
盤
７
Ｂ

残
留
熱
除
去
系
ポ
ン
プ

Ｂ

：変圧器

：断路器

：配線用遮断器：遮断器

Ｐ／Ｃ ７Ｄ－１

７Ｄ

【凡例】

ＭＣＣ
７Ｄ－１－７

Ｍ／Ｃ

（
）

7

7

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）※※海水温度は，設置許可申請書に記載の過去の採取データの最高値であり，関連の既設設備の設計でも同一の値を用いている。

（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

8

8

9

9

熱 交 換 器

残留熱除去系機器

系残
熱留
交熱
換除
器去

循環ポンプ

中間ループ

MO

屋内

原子炉補機冷却系 区分Ⅰ

熱交換器
ユニット
設置場所

屋外

代替原子炉補機冷却系系統概要図（6 号炉）

代替原子炉補機
冷却海水ポンプ

熱 交 換 器 ユ ニ ッ ト

淡水
海水

10

10

低圧代替注水系（常設）系統概要図

1.3 低圧代替注水系（常設）17. ６／７号炉

使用済燃料プールサイフォンブレーカについて

１．サイフォンブレーカの概要
使用済燃料プールは，図１のように燃料プール冷却浄化系により冷却及び水質管理されている。使用済燃料プール水がサイフォン効果により流出する場合は，ディフューザ配管に設置された逆止弁によりプール水の流出を防止する設計となっている。仮に逆止弁が機能喪失しプー
ル水が流出した場合においても，ディフューザ配管のサイフォンブレーク孔のレベルまで水位が低下した時点で，サイフォンブレーク孔から空気を吸入することでサイフォン現象による使用済燃料プール水の流出を停止することが可能な設計となっている。
復水補給水系
残留熱除去系

サイ フォ ン ブ レーク孔

スキマせき

スキマサージタン ク
MOディフューザ配管及びデフューザ
使用済燃料プ ール

復水補給水系
残留熱除去系

燃料プ ール冷却
浄化系熱交換器

燃料プ ール冷却浄化ポン プ

ろ過脱塩装置AO

燃料プ ール

AO

ろ過脱塩器

原子炉補機冷却系

燃料プ ールAO

AO

AO

原子炉補機冷却系

ろ過脱塩器
AO

AO

サプ レッショ ン
プ ール浄化系

サプ レッショ ン
プ ール浄化系

図 1 燃料プール冷却浄化系 系統概略図

２．サイフォンブレーク孔の機器仕様（１）サイフォンブレーク孔の寸法
サイフォンブレーク孔は，２本のディフューザ配管（200A）それぞれに 15mmφの開口（以下，サイフォンブレーク孔）としている。
166

11

（２）サイフォンブレーク孔の設置レベル
サイフォンブレーク孔の設置レベル及び使用済燃料プール内のレベルを図２に示す。サイフォンブレーク孔は通常水位より下方（6 号炉：412mm，7 号炉：500mm）に設置されており，使用済燃料プール水がサイフォン効果で流出した場合においても，水位低下をサイフォ
ンブレーク孔のレベルまでで留めることが可能である。

オペレーティングフロア床面
スキマせき

7号炉：500mm
6号炉：412mm

7号炉：7017mm
6号炉：6975mm

7号炉：3370mm
6号炉：3395mm

スキマサージ
タンク

燃料プール
冷却浄化系
熱交換器

通常水位

サイフォンブレーク孔
ディフューザ管

制御棒貯蔵貯蔵ラック

使用済燃料プール
ディフューザー
使用済燃料ラック
燃料プール
冷却浄化系
ポンプ

図２ 使用済燃料プール内のレベル相関図（３）サイフォン現象発生時の想定流出量
サイフォン現象が発生し，サイフォンブレーク孔まで水位が低下すると，サイフォンブレーク孔から空気を吸込み，配管頂部に空気が溜まり両側の配管内の水に力が伝わらなくなり
サイフォン現象が破れる。
（図３参照）
サイフォンブレーク孔の寸法を保守的に 13mmφ，サイフォン現象が破れるまでの時間を
サイフォンブレーク孔から吸込んだ空気が頂部を満たすまでとし，想定破断配管を燃料プー
ル冷却浄化系に接続する最大の残留熱除去系配管の全周破断とした場合，６号炉及び７号炉でのサイフォン現象発生時の想定流出量は表１の通りとなる。

167

12

ディフューザ配管

サイフォンブレーク孔
空気流出

図３ サイフォン現象発生時の概念図
表１ サイフォン現象発生時の想定流出量
流出量

ブレークまでの時間

ブレーク時の水位

6 号炉

797.7m3/h

12.47sec

通常水位－423mm

7 号炉

765.6m3/h

3.32sec

通常水位－503mm

168

13

（４）想定被ばく線量率
使用済燃料プール水が流出した場合の，オペレーティングフロア上の被ばく線量評価結果を
図４に示す。図４より，使用済燃料プール水が通常水位より約１m 低下した場合においてもオ
ペレーティングフロア上の雰囲気線量率は 0.01mSv/h 以下となることから，使用済燃料プール
はサイフォン現象が発生した場合においても十分な遮へい水位を確保することが可能である。

図４ オペレーティングフロア上での被ばく線量率

169

14

３．サイフォンブレーク孔の健全性について（１）配管強度への影響について
ディフューザ配管は，設計・建設規格，JSME S NC1-2012 におけるクラス３配管に該当する。クラス３配管への穴補強の適用の条件は PPD-3422 より，「(１)平板以外の管に設ける穴であって，穴の径が 64mm 以下で，かつ，管の内径の４分の１以下の穴を設ける場合」に該当することから，穴の補強が不要と規定されており，設計上サイフォンブレーク孔設置がディフューザ配管強度へ与える影響はない。
また，当該配管は耐震 S クラスで設計されていることから，十分な耐震性を有している。
（２）人的要因による機能阻害について
サイフォンブレーク孔は，操作や作動機構を有さない開口のみであることから，誤操作や故障により機能喪失することはない。そのため，使用済燃料プール水のサイフォン効果による流出が発生した場合においても，操作や作業を実施することなく，サイフォンブレーク孔レベルまで水位低下することで自動的にサイフォン効果を止めることが可能である。
（３）異物による閉塞について
使用済燃料プールは燃料プール冷却浄化系の「スキマサージタンク」及び「ろ過脱塩器」
により，下記の不純物を除去し水質基準を満足する設計となっており，不純物によるサイフォンブレーク孔の閉塞を防止することが可能である。
・プール水面上の空気中からの混入物
・プールに貯蔵される燃料及び機器表面に付着した不純物
・燃料交換時に炉心から出る腐食生成物と核分裂生成物
・燃料交換作業，その他の作業の際の混入物
・プール洗浄後の残留化学洗浄液またはフラッシング水a．スキマサージタンクによる異物除去について
スキマサージタンクには，20mm×100mm の異物混入防止ストレーナが設置されており，使用済燃料プール水面に浮かぶ塵等の比較的大きな不純物を除去することが可能である。
b．ろ過脱塩器による異物除去について
ろ過脱塩器は，カチオン樹脂とアニオン樹脂及びイオン交換樹脂により燃料プール水を浄化する設備である。
このろ過脱塩器の出口側には樹脂の流出を防止するために出口ストレーナが設置されている。出口ストレーナのエレメントは 24×110 メッシュ（通過粒子径約 150μm 程度）であり，サイフォンブレーク孔の寸法 15mmφを閉塞させるような不純物の除去が可能である。
ｃ．使用済燃料プールの巡視について
使用済燃料プールは，当直員により，１回／１日の巡視をすることとなっており，サイフォンブレーク孔を閉塞させる可能性がある浮遊物等がないことを確認することができる。
このような巡視で浮遊物等を発見・除去することにより，異物による閉塞を防止すること17015が可能である。
ｄ．地震等発生時における異物による閉塞の防止について
使用済燃料貯蔵プールの近傍は異物混入防止エリアとして設定して,原則シート養生を実施しない運用としている（プール脇の手すり等についても同様）。ただし，定期検査時の汚染拡大防止や作業エリア内での作業を避けることができず，プール内への異物混入防止のために養生が必要となる場合などの理由があるときには，必要箇所の養生を行うため，これらの養生シートがスロッシング等によりプール内に流れ込む懸念はある。
地震発生後は，運転員の巡視により浮遊物等を発見し，適切な除去が行われる。仮にサイフォン現象による漏えいが発生している状況でオペレーティングフロアの線量率が悪化
してプール内に流れ込んだ浮遊物等を除去できず，かつ浮遊物等によるサイフォンブレー
ク孔の閉塞が発生した場合は漏えいが継続することとなる。
ただし，スロッシングによりサイフォンブレーク孔が露出している場合においては浮遊物等によるサイフォンブレーク孔の閉塞は発生しないと考えられる。また，サイフォンブ
レーク孔が閉塞した場合であってもオペレーティングフロア以外の現場弁等の閉操作を実施することで，ほとんどの箇所での漏えいの停止が可能である。
（４）落下物干渉による変形
サイフォンブレーク孔は図４に示す通り，配管鉛直部に設けられており，落下物が直接干渉することはなく，サイフォンブレーク孔が変形して閉塞することは考えにくい。
４．サイフォンブレーク孔の健全性確認方法について
サイフォンブレーク孔については，定期的なパトロール（１回／週）を実施し，目視により穴の閉塞がないことを確認する。

図４ サイフォンブレーク孔の設置状況
以上
171

16

18. 配管の全周破断及び逆止弁の全開固着を想定した場合について
想定事故２の「サイフォン現象等により使用済燃料プール内の水の小規模な喪失」として，配管の全周破断及び逆止弁の全開固着を想定した場合についても評価を実施した。
１．想定事故 2（配管の全周破断及び逆止弁の全開固着を想定した場合）の特徴，燃料損傷防止
対策(1) 想定事故 2（配管の全周破断及び逆止弁の全開固着を想定した場合）の特徴及び燃料損傷防止対策の基本的考え方
特徴や基本的な考え方は「4.2 想定事故２」に示す評価と同様であり，使用済燃料プールに入る配管からの漏えいが発生した際に逆止弁の機能が十分に働かず，サイフォン現象による使用済
燃料プール水の小規模な喪失が発生し，かつ，使用済燃料プール水の補給にも失敗して使用済燃料プールの水位が低下する事象を想定する。
漏えいはサイフォンブレーク孔により停止し，燃料プール代替注水系(可搬型)による使用済燃料プールへの注水によって，使用済燃料等から発生する放射線の遮へいを確保するとともに，使用済燃料の著しい燃料損傷の防止を図る。
なお，サイフォンブレーク孔はさまざまなサイフォン現象による漏えい状況に対応して施工箇
所付近の水位低下に応じて効果を発揮する対策であり，運転員の隔離操作による漏えいの停止を
より確実なものとするために施工している重大事故等の対策である。
本事象のような漏えい速度が速い状況においては運転員による隔離操作が間に合わない場合も考えらえるが，有効性評価で想定する漏えい速度※においてはサイフォンブレーク孔による漏えいの停止及び運転員による隔離操作による漏えいの停止の両方の対策が有効である。そのため，有効性評価においては運転員の隔離操作によるサイフォン現象等による漏えいの停止の成立性を確認している。
※サイフォン等の逆流の発生防止用に設置している逆止弁の異物噛み込みによる固着及び配管の貫通
クラックによる破断による漏えい速度(2) 燃料損傷防止対策
対策の概略系統図を図 1 に，手順の概要を図 2 に示すとともに，重大事故等対策の概要を以下に示す。また，重大事故等対策における設備と手順の関係を表 1 に示す。
想定事故 2（配管の全周破断及び逆止弁の全開固着を想定した場合）における事象発生 10 時間までの 6/7 号炉同時の重大事故等対策に必要な要員は，中央制御室において監視・指示を行う当直長 1 名(6/7 号炉兼任)，当直副長 2 名※，運転員 9 名，緊急時対策要員(現場)14 名の合計 26 名である。
必要な要員と作業項目について図 3 に示す。
各操作の概要は「4.2 想定事故２」に示す評価とほぼ同様であり，サイフォンブレーク孔により漏えいは停止するため，隔離操作は燃料損傷の防止対策ではなくなるものの，実作業として漏えい箇所の調査や隔離は実施することから考慮する。
172

17

また，保有水が「100℃」に到達する時間は事象発生から約 7 時間後となる。
※

停止中のプラントを含む体制は，必ず「当直副長2名」ではなくケースによっては「当直副長1名，運転員１名」の場合もある。

2．燃料損傷防止対策の有効性評価(1) 有効性評価の方法
本想定では残留熱除去系配管の全周破断形成後，サイフォン現象によって，使用済燃料プールの水は漏えいし，使用済燃料プール水温上昇，沸騰及び蒸発により，水位が放射線の遮へいが維持される水位まで低下する時間を評価する。
なお，使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が復旧することも考えられるが，これにより事故状態が収束するしないにかかわらず，水位が低下するまでの時間余裕は大きくなることから，評価においては考慮しないものとする。
(2) 有効性評価の条件
想定事故 2（配管の全周破断及び逆止弁の全開固着を想定した場合）に対する初期条件も含めた主要な解析条件を表 2 に示す。また，主要な解析条件を，以下に示す。
ａ．初期条件(a) 使用済燃料プールの初期水位及び初期水温
使用済燃料プールの初期水位は通常運転水位とし，保有水量を厳しく見積もるため，使用済燃料プールと原子炉ウェルの間に設置されているプールゲートは閉を仮定する。また，使用済燃料プールの初期水温は，運転上許容される上限の 65℃とする。
(b) 崩壊熱
使用済燃料プールには貯蔵燃料の他に，原子炉停止後に最短時間(原子炉停止後 10 日)で取り出された全炉心分の燃料が一時保管されていることとする。このときの使用済燃料の崩
壊熱は約 11MW である。
b．事故条件(a) 安全機能の喪失に対する仮定
使用済燃料プールの冷却機能及び注水機能として，使用済燃料プールの冷却系及び補給水系の機能喪失を想定する。
(b) 配管破断の想定
使用済燃料プールの水位が最も低下する可能性のあるサイフォン現象として，残留熱除去
系配管の最大内径の配管の全周破断を想定する。
(c) サイフォン現象による漏えい量
燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系配管に設置されている逆止弁については，全開での固着を想定し，逆止弁の機能が十分に働かない状態を仮定する。このときの使用済燃料プールからのサイフォン現象による漏えい量は約 800ｍ3/ｈとなる。
(d)外部電源
17318

外部電源の有無は事象進展に影響しないことから，資源の観点で厳しい外部電源なしを想定する。
c．重大事故等対策に関連する機器条件
使用済燃料プールへの注水流量
使用済燃料プールへの注水は，可搬型代替注水ポンプ 1 台を用いた燃料プール代替注水系(可搬型)によって実施する。可搬型代替注水ポンプの容量は約 80ｍ3/ｈとする。
d．重大事故等対策に関連する操作条件
運転員操作に関する条件として，「1.3.5 運転員等の操作時間に対する仮定」に示す分類に従って以下のとおり設定する。
(a) 燃料プール代替注水系(可搬型)による使用済燃料プールへの補給は，事象発生12時間後から開始するものとする。
(3) 有効性評価の結果
使用済燃料プール水位の変化を図 4 に，使用済燃料プール水位と線量率の評価結果を図 5 に示す。
a. 事象進展残留熱除去系配管の全周破断発生後，サイフォン現象によって，使用済燃料プールの水は漏えいし，使用済燃料プールの水位は低下する。スキマせきを越える水がなくなるためスキマサージ
タンクの水位低下又は使用済燃料プールの水位低下に伴い発生する警報により異常を認知する。
サイフォン現象による漏えいはサイフォンブレーク孔の効果により，約 10 分後に停止する。一方，
使用済燃料プールの水位低下分を補給するため，補給水系による水の補給準備を行い，補給水系が使用不可能な場合，燃料プール代替注水系(可搬型)による注水の準備を行う。
使用済燃料プールへの注水が開始されるまで，使用済燃料プールの水温は約 5℃/ｈで上昇し，事象発生から約７時間後に 100℃に達することとなる。その後，蒸発により使用済燃料プールの水位は低下し始めるが，事象発生から 12 時間経過した時点で可搬型代替注水ポンプ 1 台を用いた燃料プール代替注水系(可搬型)による使用済燃料プールへの注水を開始することによって，水位は回復する。
その後は，使用済燃料プールの冷却系を復旧しつつ，蒸発量に応じた水量を可搬型代替注水ポンプ 1 台を用いた燃料プール代替注水系(可搬型)により使用済燃料プールに補給する。
b. 評価項目等
使用済燃料プール水位の時間変化を図 4 に示すが，水位は通常運転水位から約 0.9ｍ下まで低下するにとどまり，燃料有効長頂部は冠水している。保有水の温度については約 7 時間で沸騰し，その後 100℃付近で維持される。
また，図 5 に示すとおり，通常運転水位から約 0.9ｍの水位での線量率は約 1.0×10-2mSv/ｈ以下であり，この水位において放射線の遮へいは維持されている。
174

19

なお，使用済燃料プールは燃料が冠水状態の場合，臨界未満とする設計であることから，未臨界は維持される。
事象発生から 12 時間後から崩壊熱相当の注水が実施されるため安定状態となる。
3. 解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価
評価条件の不確かさの影響評価の範囲として，運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響，要員の配置による他の操作に与える影響及び操作時間余裕を評価す
るものとする。
想定事故2（配管の全周破断及び逆止弁の全開固着を想定した場合）は，サイフォンブレーク孔
による漏えいの停止及び燃料プール代替注水系(可搬型)による注水操作により，使用済燃料プー
ルの水位回復及び水位低下の抑制を行うことが特徴である。また，不確かさの影響を確認する運転員等操作は，燃料プール代替注水系(可搬型)による注水操作とする。
(1) 評価条件の不確かさの影響評価
ａ．初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件
初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件は，表3に示すとおりであり，それらの条件設定を設計値等，最確条件とした場合の影響を評価する。また，評価条件の設定に当たっては，柏崎刈羽原子力発電所7号炉を代表として原則，評価項目となるパラメータに対する余裕が小さくなるような設定としている。
影響評価の結果を以下に示す。
(a)運転員等操作時間に与える影響
崩壊熱，初期水位及び初期水温の変動を考慮した場合，使用済燃料プール内の水の温度は変動するが，燃料プール代替注水系(可搬型)による使用済燃料プールへの注水操作は，
使用済燃料プールの水温を起点に開始する操作ではないことから，運転員等操作時間に与える影響はない。
破断箇所・状態の想定及び逆流防止用の逆止弁の状態については，配管の全周破断，逆止弁全開固着と想定した場合は漏えい量が多くなり，漏えい箇所隔離操作までの時間余裕が短くなる。ただし，サイフォン現象の継続防止用のサイフォンブレーク孔による漏えい
停止を考慮した場合は隔離操作が不要となる以外の事象進展に影響はなく，運転員等操作時間に与える影響はない。
(b)評価項目となるパラメータに与える影響
崩壊熱の想定は，燃焼度の保守性等により評価条件での想定より小さくなることが考えられるが，放射線の遮へいが維持される最低水位に到達するまでの時間は1日以上(10mSv/hの場合 6号炉 約1.1日，7号炉 約1.2日)，燃料有効長頂部まで水位が低下するまでの時間
は3日以上(6号炉 約3.6日，7号炉 約3.7日)と長時間を要するため影響はない。
初期水温は評価値より低くなることが考えられるが，同様の考えにより影響はない。
初期水位は通常運転水位を設定しているが，その変動を考慮した場合であってもサイフォンがブレークする位置はサイフォンブレーク孔付近となるため，放射線の遮へいを維持できる水位まで水位低下の時間や燃料有効長頂部まで水位が低下するまでの時間には影響
175

20

しない。
ｂ．操作条件
操作条件の不確かさとして，評価上の操作開始時間と実際に見込まれる操作開始時間等の操作時間の変動を考慮して，要員の配置による他の操作に与える影響及び評価項目となるパラメータに与える影響を確認する。
(a) 要員の配置による他の操作に与える影響
図3に示すとおり，燃料プール代替注水系(可搬型)による注水操作を実施する要員は，前後に他の操作がないことから，要員の配置による他の操作に与える影響はない。
(b) 評価項目となるパラメータに与える影響
燃料プール代替注水系(可搬型)による注水操作は，評価上の操作開始時間に対して，運用として実際に見込まれる操作開始時間が早くなることが考えられる。この場合，注水操
作に対して放射線の遮へいが維持される最低水位に到達するまでの時間は1日以上(10mSv/hの場合 6号炉 約1.1日，7号炉 約1.2日)と操作に対して十分な時間余裕をもつことから，評価項目となるパラメータに与える影響はない。
(2) 操作時間余裕の把握
操作遅れによる影響度合いを把握する観点から，評価項目となるパラメータに対して，対策の有効性が確認できる範囲内での操作時間余裕を確認する。
燃料プール代替注水系(可搬型)による注水操作について，放射線の遮へいが維持される最低水位に到達するまでの時間は1日以上(10mSv/hの場合 6号炉 約1.1日，7号炉 約1.2日)であり，操作に対して十分な時間余裕を確保できる。
(3) まとめ
評価条件の不確かさの影響評価の範囲として，初期条件，事故条件及び重大事故等対策に関連する機器条件，操作条件が運転員等操作時間に与える影響，評価項目となるパラメータに与える影響及び要員の配置による他の操作に与える影響を確認した。その結果，評価条件等の不確かさを考慮しても操作時間に対する十分な余裕時間を確保でき，評価項目となるパラメータに与える影響は小さいことが分かった。
4. 必要な要員及び資源の評価(1) 必要な要員の評価
想定事故2（配管の全周破断及び逆止弁の全開固着を想定した場合）において6号炉及び7号炉同時の重大事故等対策時において必要要員は，「1(2)燃料損傷防止対策」に示すとおり26名であり，当直長，当直副長，運転員及び緊急時対策要員の47名で対処可能である。
(2) 必要な資源の評価
想定事故2（配管の全周破断及び逆止弁の全開固着を想定した場合）において，水源，燃料及び電源の資源について以下のとおりである。「6.1(2)資源の評価条件」の条件にて評価を行い，そ176

21

の結果を以下に示す。
ａ．水源
燃料プール代替注水系(可搬型)による使用済燃料プール注水については，7日間の対応を考慮す
ると，合計約3,200m3必要となる。防火水槽及び淡水貯水池で合計約18,100m3の水量を保有しており，12時間以降に淡水貯水池から防火水槽への給水を行うことで，防火水槽を枯渇させることなく防火水槽を水源とした注水が可能となることから，7日間の継続実施が可能である。なお，防火水槽への補給の開始を12時間としているが，これは，可搬型設備の使用を12時間以内に使用できなかった場合においても，その他の設備にて重大事故等に対応できるよう設定しているものである。
ｂ．燃料
非常用ディーゼル発電機による電源供給については，保守的に事象発生直後からの運転を想定して，7日間の運転継続に約750,960Lの軽油が必要となり，燃料プール代替注水系(可搬型)による
使用済燃料プールへの注水については，保守的に事象発生直後からの運転を想定して，7日間の運転継続に約6,048Lの軽油が必要となる。(合計 約757,008L)
軽油タンクで軽油約 1,020,000L(発電所内で軽油約 5,344,000L)の使用が可能であることから，
非常用ディーゼル発電機による電源供給，燃料プール代替注水系(可搬型)による使用済燃料プー
ルへの注水について，7 日間の継続が可能である。
ｃ．電源
外部電源は事象発生と同時に喪失するが，非常用ディーゼル発電機によって給電を行うものとする。
5. 結論
想定事故 2（配管の全周破断及び逆止弁の全開固着を想定した場合）では，使用済燃料プールに入る配管からの漏えいが発生した際に逆止弁の機能が十分に働かず，サイフォン現象による使用済燃料プール水の小規模な喪失が発生し，かつ，使用済燃料プール水の補給にも失敗して使用済燃料プールの水位が低下することが特徴である。想定事故 2（配管の全周破断及び逆止弁の全開固着を想定した場合）に対する燃料損傷防止対策としては，短期対策及び長期対策として，燃料プール代替注水系(可搬型)を用いた使用済燃料プールへの注水を整備している。
想定事故2（配管の全周破断及び逆止弁の全開固着を想定した場合）について有効性評価を行った。
上記の場合においても，燃料プール代替注水系(可搬型)を用いた使用済燃料プールへの注水を実施することにより，使用済燃料プールの水位を回復させ維持することができ，燃料損傷することはない。
その結果，燃料有効長頂部は冠水を維持し，放射線の遮へいが維持される水位を確保できるとともに，未臨界を維持することができる。また，長期的には安定状態を維持できる。
177

22

重大事故等対策時に必要な要員は，当直長，当直副長，運転員及び緊急時対策要員にて対処可能である。また，必要な水源，燃料及び電源を供給可能である。
以上のことから，燃料損傷防止対策は，想定事故2（配管の全周破断及び逆止弁の全開固着を想定した場合）に対して有効である。

178

23

179

24

固着を想定
する逆止弁

圧力抑制プール水
浄化系より

原子炉補機冷却系

燃料プール冷却浄化系
熱交換器

復水補給水系より

スキマサージ
タンク

Gen

非常用ディーゼル
発電機

原子炉建屋

図 1 想定事故 2 の重大事故対策の概略系統図（配管の全周破断及び逆止弁の全開固着を想定した場合）

残留熱除去系ポンプ

破断箇所

復水補給水系より

燃料プール代替注水系（可搬型）

燃料プール冷却浄化ポンプ

残留熱除去系
熱交換器

ろ過脱塩装置スキマせき

原子炉補機冷却系

使用済燃料

サイフォンブレーク孔位置

スプレイノズル

スプレイヘッダ

固着を想定
する逆止弁

隔離操作を想定する弁

外部電源

接続口

防火水槽

消防車

淡水貯水池

プラント前提条件
・プラント停止後１０日目
・全燃料取り出し＆プールゲート「閉」
・非常用ディーゼル発電機（Ｂ）点検中
・残留熱除去系（Ａ）最大熱負荷モード運転中・残留熱除去系（Ｂ）点検中
・残留熱除去系（Ｃ）原子炉停止時冷却モード待機中（原子炉圧力容器水抜き準備）
・燃料プール冷却浄化系運転中※１
実際は、使用済燃料プール側の水頭圧により漏洩量が抑制されることも考えられる。

凡例：操作・確認（運転員のみの作業）：緊急時対策要員（現場）のみの作業：プラント状態：運転員と緊急時対策要員(現場）の共同作業※２
サイフォンブレーカ位置は「ＮＷＬ－約４０ｃｍ」※３
復水移送ポンプ（Ａ，Ｃ）起動確認または起動操作：判断※４
サイフォンブレーカ機能によりサイフォン現象の漏えいは停止し、ＳＦＰ水位はサイフォンブレーカの露出水位付近で安定する。

（解析上の時刻）：シナリオ上考慮しない操作・判断結果

外部電源喪失（約０分）※５
中央制御室にて機器ランプ表示、機器故障警報、系統流量指示計等にて機能喪失を確認する。
残留熱除去系停止、および燃料プール冷却浄化系停止確認（機器作動状況、系統流量による確認）※６
下記により要因調査を実施する。
・「燃料プールライナドレン漏えい大」警報発生有無＊現場のライナードレン目視箱も確認する。
・「ＦＰＣゲート／ＲＰＶ・ＰＣＶ間漏えい大」警報発生有無＊現場の流量指示計及びファンネルへの流入も確認する。
・燃料プール冷却浄化系まわりの確認

非常用ディーゼル発電機（Ａ，Ｃ）自動起動確認
非常用高圧系統（6.9kV）Ｃ，Ｅ復旧確認

非常用ディーゼル発電機運転状態確認

使用済燃料プール水の漏えい発生（漏えい想定箇所：残留熱除去系配管）※７
補給水注水系機能喪失により崩壊熱除去機能は水源がないため機能喪失と判断する。
※１
漏えい開始によりスキマサージタンク水位低下開始

漏えい開始により使用済燃料プール水位低下開始（約５分後）「燃料プール水位低」警報発生（約１０分後）サイフォンブレーカ露出（約６０分後）※８
使用済燃料プール及び燃料プール冷却浄化系からの漏えいの形跡が無いこと、サイフォンブレーカの露出水位付近で使用済燃料プール水位が安定していることから、サ
イフォン効果により使用済燃料プール水が漏えいしていたと判断する。
（実際は、要因調査の際に「最大熱負荷モード」で運転していた残留熱除去系も確認するため、その時点でサイフォン効果による漏えいと判断できる）※９
サイフォンブレーカにより使用済燃料プールからの漏えいは停止しているが、破断箇所を系統から隔離するため弁により隔離操作を実施する。

補給水注水機能復旧操作※２※５
補給水注水機能喪失確認（機器作動状況、系統流量による確認）※４
使用済燃料プール水位がサイフォンブレーカ位置付近にて安定確認※１２
事故１２時間後の使用済燃料プール水位は「通常水位－０．９ｍ」となる。

復水移送ポンプによる使用済燃料プール注水と同等の流量確保不可※６

崩壊熱除去機能喪失確認（補給水注水機能喪失により確認）※７※１０
使用済燃料プールへの補給は「使用済燃料プールスプレイライン」を使用する。
常設スプレイ設備が使用できない場合、可搬型スプレイ設備による使用済燃料プールへの補給を実施する。
※１１
使用済燃料貯蔵プール水温度計により「100℃」を確認する。

復水移送ポンプ以外による使用済燃料プール注水・消火ポンプによる代替注水
回復は解析上
考慮せず

Ⅱ
使用済燃料プール水位低下要因調査

Ⅰ

※３

※１３
使用済燃料貯蔵プール水位計にて確認する。

回復は解析上
考慮せず

使用済燃料プール廻り漏えいなし確認※８

サイフォン現象による
使用済燃料プール水漏えい判断※９

弁閉止による隔離準備Ⅲ
サイフォン現象漏えい箇所
弁閉止による隔離操作

スキマサージタンク出口ライン隔離※１０
燃料プール代替注水系（可搬型）による使用済燃料プール注水準備（約７時間後）※１１
使用済燃料プール水温度「100℃」到達

燃料プール代替注水系（常設）復水移送ポンプ
によるスキマサージタンク補給開始

スプレイライン以外による使用済燃料プール注水・復水補給水ラインを使用した注水（約1２時間後）スキマサージタンクオーバーフローにより使用済燃料プールへ注水（約１２時間後）

燃料プール代替注水系（可搬型）による
使用済燃料プール水注水開始※１２

使用済燃料露出約7ｍ低下

淡水タンクから防火水槽への補給（約1２時間後）（約１２時間後）大湊側防火水槽への補給準備が完了

大湊側防火水槽への補給※１３

使用済燃料プール水位
2.1ｍ低下（10mSv/h）

代替注水系による使用済燃料プールへの注水を継続し、機能喪失している設備の復旧に努める。復旧後は、補給水系統によりスキマサージ
タンクへの補給を確保し漏えい箇所隔離状態で運転可能な系統により冷却を実施する。

燃料供給準備（タンクローリー給油準備）

Ⅴ（適宜実施）

使用済燃料プール水位維持の為
注水継続（約3.6日後）

淡水貯水池から防火水槽への補給準備（大湊側防火水槽への補給準備）

燃料プール代替注水系（可搬型）の準備完了（使用済燃料プールへの補給ができない場合）（約1.1日後）Ⅳ※１３

タンクローリーによる給油準備完了（適宜実施）

可搬設備への燃料補給【有効性評価の対象とはしていないが、他に取り得る手段】
Ⅰ
消火系を代替注水系として使用する場合があるため消火ポンプ運転状態について確認する。
消火系を復水補給水系タイラインによりスキマサージタンクへ注水することで使用済燃料プールへ注水することも可能である。
Ⅱ「床漏えい検出器」により漏えいエリアを特定できる場合もある。
Ⅲ
常設燃料プール代替注水系（復水移送ポンプ）によりスキマサージタンクへ注水することで使用済燃料プールへ注水することも可能である。
Ⅳ
燃料プール代替注水系（可搬型）による使用済燃料プール注水は「使用済燃料プールスプレイライン」以外に、復水補給水系と接続しスキマサージタンクから注水することも可能である。
可搬型燃料プール代替注水系の水源は「防火水槽」の他に「海水」も可能である。
Ⅴ「淡水タンク」からの防火水槽補給も実施できる。ただし、補給可能流量が少なく、貯水池に比べ容量が少ないため貯水池からの補給を優先して実施する。

図 2 想定事故 2 時の対応手順の概要（配管の全周破断及び逆止弁の全開固着を想定した場合）

180

25

181

26

c,d
４人

Ｃ, Ｄ, Ｅ, Ｆ

Ａ, Ｂ

（

２人

a
２人

２人

）内の数字は他の作業終了後、移動して対応する人員数。

(その他参集１３人）

８人

６人（号機共通）

２人（号機共通）

弁室での弁操作機能回復＊号機共通要員含めず＊6号炉は「全交流動力電源喪失」事象想定

・消防車への給油

・軽油タンクからタンクローリーへの補給

・淡水貯水池から防火水槽への補給

・淡水貯水池～防火水槽への系統構成，ホース水張り・現場移動

・消防車を用いた使用済燃料プール補給（消防車移動、ホース敷設（防火水槽から消防車，消防車から建屋内ホース），ホース接続）

・現場移動
・消防車を用いた使用済燃料プール補給準備

・消防車を用いた使用済燃料プール補給準備（建屋内ホース接続）

・現場移動

・消防車を用いた使用済燃料プール補給準備（建屋内ホース敷設、可搬型スプレイノズル設置）

・現場移動

・消防車を用いた使用済燃料プール補給

防車から接続口），ホース接続）

・消防車を用いた使用済燃料プール補給準備（消防車移動、ホース敷設（防火水槽から消防車，消

・現場移動

・現場移動
・原子炉建屋２階

・電動弁の隔離

・現場確認

・現場移動

・警報確認

・使用済燃料プール補給水系（復水補給水系）・使用済燃料プール水位、温度監視

・使用済燃料プール水位低下確認

・スキマサージタンク水位低下確認

・非常用ディーゼル発電機自動起動確認

プ）

・使用済燃料プール冷却系停止確認（燃料プール冷却浄化系ポンプ、残留熱除去系ポン

・外部電源喪失確認

操作の内容

90

120

「燃料プール水位低」警報発生

60

経過時間（分）
150

／

10分

５分

30分

10分

補給水注水機能

60分

約60分

３

４

約150分

６

適宜実施

喪失確認

５

漏えい箇所隔離喪失確認、崩壊熱除去機能

プラント状況判断
約１０分 サイフォンブレークにより漏えい停止

約５分

事象発生

30

７
約７時間

８

10

11

90分

90分

60分

12

経過時間（時間）

使用済燃料プール水温100℃到達

９

適宜実施

適宜実施

備考

油タンクから補給

タンクローリー残量に応じて適宜軽要員を確保して対応する

常設スプレイライン使用不可の場合対応可能な要員により、対応する。

補給開始

適宜実施

約1２時間

13

1.5日以上），原子炉側の事故対応が収束に向かっている状態での対応となるため，緊急時対策要員や参集要員により対応可能である。

（配管の全周破断及び逆止弁の全開固着を想定した場合）

図 3 想定事故 2 の作業と所要時間

ら時間余裕が十分長く（運転開始直後を考慮しても燃料プールの保有水が100℃に到達するまで

原子炉運転中における使用済燃料プールでの事故を想定した場合，原子炉における重大事故の対応と使用済燃料プールにおける重大事故の対応が重畳することも考えられる。しかし，使用済燃料プールに貯蔵されている燃料の崩壊熱が低いことか

合計

必要人員数（６号炉）

１人

合計

必要人員数（７号炉）－－

燃料給油作業－－

燃料供給準備

－

－

－

－

－

２人

－

－

－

－

－

－

－

緊急時対策要員
（現場）

－

（２人）
c,d

－

c,d

２人

－

－

－

－

７号

運転員
（現場）

－

－

－

－

（１人）
a

－

a

（１人）

－

（１人）
a

１人
a

運転員
（中操）

実施箇所・必要人員数

淡水貯水池から防火水槽への補給（解析上考慮せず）

消防車による防火水槽から使用済燃料プールへの補給（可搬ホース及び可搬スプレイノズル使用）

消防車による防火水槽から使用済燃料プールへの補給

サイフォン現象等による使用済燃料プール水流出箇所隔離

使用済燃料プール水位低下要因調査

使用済燃料プール補給水系復旧作業（解析上考慮せず）

状況判断

操作項目

７号炉にて本事象発生
６号炉は運転中であり、「全交流動力電源喪失」事象発生

事故想定

想定事故２（サイフォン現象等によるプール水の小規模な喪失）

サイフォンブレーク
孔による漏えいの停止（約 10 分）
プール水温 100℃到達（約７時間後）
可搬型代替注水ポンプによる注水開始(12 時間後 水位－0.9m)

プール水位回復後，蒸発量に応じた注水により水位維持

図 4 想定事故 2 における使用済燃料プール水位の変化の推移（配管の全周破断及び逆止弁の全開固着を想定した場合）

使用済燃料を線源とした線量率が支配的な水位使用済制御棒の露出開始

配管の全周破断及び逆止弁の全開固着を想定した場合の水位の低下（通常運転水位から約 0.9m）

使用済制御棒 を線源とした線量率が支配的な水位

図 5 使用済燃料プール水位と線量率（配管の全周破断及び逆止弁の全開固着を想定した場合）
182

27

183

28

水位を回復する。その後は，使用済燃料プールの冷却系を復旧しつつ，蒸発量に応じた水量を補給することで，使用済燃料プール水位を維持すによる使用済燃料プールへの補給（可搬型スプレイ設備）る。

料プール代替注水系(可搬型)を用いた注水により使用済燃料プールの常設スプレイヘッダが使用できない場合，可搬型スプレイ設備による燃

応じた水量を補給することで，使用済燃料プール水位を維持する。

－

使用済燃料プール監視カメラ【ＳＡ】

有効性評価上考慮しない操作【ＳＡ】：重大事故等対処設備

燃料取替エリア放射線モニタ【ＳＡ】【ＳＡ】

使用済燃料プール水温度計【ＳＡ】

使用済燃料プール水位計【ＳＡ】
可搬型代替注水ポンプ【ＳＡ】

可搬型スプレイ設備

使用済燃料プール監視カメラ【ＳＡ】

燃料取替エリア放射線モニタ【ＳＡ】

使用済燃料プール水温度計【ＳＡ】【ＳＡ】

復する。その後は，使用済燃料プールの冷却系を復旧しつつ，蒸発量に【ＳＡ】

使用済燃料プール水位計【ＳＡ】

使用済燃料プール監視カメラ【ＳＡ】

燃料取替エリア放射線モニタ【ＳＡ】

使用済燃料プール水温度計【ＳＡ】

使用済燃料プール水位計【ＳＡ】

使用済燃料プール監視カメラ【ＳＡ】

使用済燃料プール水位計【ＳＡ】

使用済燃料プール水温度計【ＳＡ】

使用済燃料プール監視カメラ【ＳＡ】

使用済燃料プール水位計【ＳＡ】

計装設備

常設スプレイヘッダ

可搬型代替注水ポンプ

－

－

－

可搬設備

代替注水系(可搬型)を用いた注水により使用済燃料プールの水位を回

－

－

－

常設設備

有効性評価上期待する事故対処設備

燃料プール代替注水系(可搬型)の準備が完了したところで，燃料プールる。

の冷却系の配管の手動弁を閉止することで漏えい個所の隔離が完了す

サイフォン現象による漏えいであったことを確認し，使用済燃料プール

因調査の結果，使用済燃料プール本体からの漏えいでは無いことから，

位が，サイフォンブレーク孔高さ付近にあることを確認する。漏えい原により、サイフォン効果による漏えいが停止する。使用済燃料プール水

使用済燃料プール水位が低下し、サイフォンブレーク孔が露出すること

プールの冷却系の再起動が不可能となり機能喪失することを確認する。

燃料プール代替注水系(可搬型)補給による使用済燃料プールへの燃料プール代替注水系(可搬型)用済燃料プール漏えい停止確認

サイフォンブレーク孔による使補給水系が機能喪失する。使用済燃料プールの補給水系が機能喪失する

能喪失及び冷却系機能喪失確認

ことにより，スキマサージタンクへの補給ができないため，使用済燃料失により停止した復水移送ポンプの起動に失敗し使用済燃料プールの水系による使用済燃料プールへの補給準備を行う。しかし，外部電源喪

使用済燃料プール又はスキマサージタンクの水位が低下するため，補給より使用済燃料プール水位は低下する。

用済燃料プールの冷却系配管からの漏えいが発生し，サイフォン現象に

外部電源喪失により，使用済燃料プールの冷却系が停止すると同時に使操作想定事故 2 における重大事故等対策について（配管の全周破断及び逆止弁の全開固着を想定した場合）

使用済燃料プールの補給水系機

使用済燃料プール水位低下確認

判断及び操作

表1

初期条件

29

184

れた貯蔵燃料と合わせて使用済燃料ラックに最大数保管されていることを想定し，ORIGEN 2 を用いて算出

・貯蔵燃料 50 GWd/t
・炉心燃料 33 GWd/t

取り出された全炉心分の燃料が，過去に取り出さ【使用済燃料】
取出時平均燃焼度：

原子炉停止後に最短時間(原子炉停止後 10 日※2)で保安規定の運転上の制限値

通常運転水位を設定

状況を想定

保有水を厳しく見積もるためにプールゲート閉の条件設定の考え方

約 11MW

65℃

オーバーフロー水位

約 2,214m3 ※1

主要解析条件る約 3 日および全燃料取り出しの最短時間約 7 日を考慮して原子炉停止後 10 日を設定。

※2 柏崎刈羽原子力発電所 1 号炉から７号炉までの定期検査における実績を確認し,解列後の制御棒全挿入から原子炉開放までの最短時間であ※1 記載の値は 7 号炉の値である。6 号炉の使用済燃料プールの保有水量は 7 号炉とほぼ同様であるため，評価は 7 号炉の値を使用する。

燃料崩壊熱

使用済燃料プールの水温

使用済燃料プールの水位

使用済燃料プールの保有水量

項目

表 2 主要解析条件(想定事故 2（配管の全周破断及び逆止弁の全開固着を想定した場合）)(1/2)

重大事故等対事故条件策に関連する

185

重大事故等対策に関連する操作
条件

機器条件

30

用済燃料プールへの補給

燃料プール代替注水系(可搬型)による使事象発生から 12 時間後

80ｍ3/ｈ

外部電源なし

外部電源

3

残留熱除去系配管の全周破断

能喪失

約 800ｍ /ｈ

使用済燃料プールへの注水流量

主要解析条件
使用済燃料プールの冷却機能及び注水機

サイフォン現象による漏えい量

配管破断の想定

安全機能の喪失に対する仮定

項目間として設定にくい事象）等を考慮しても設備に期待できる時

異常の認知遅れ（警報発生等がなく異常に気づきく方針）に基づき設定

代替可能性の観点から具体的な対応を設定してお人員，資機材に課する要件について，時間余裕や過時間をフェーズに分類し，各フェーズで用いるの考え方（事故発生後の対策を事故発生からの経

当社の可搬型設備に対するフェーズドアプローチ

設備の設計を踏まえて設定

ら，資源の観点で厳しい外部電源なしを設定

外部電源の有無は事象進展に影響しないことか現象による保有水の流出が発生する

着し，かつ配管が全周破断することでサイフォン

サイフォン防止用の逆止弁が機能せず，全開で固残留熱除去系配管の全周破断を想定

水系，圧力抑制プール浄化系等の機能喪失を設定

燃料プール冷却浄化系，残留熱除去系，復水補給

使用済燃料プールの冷却機能及び注水機能として

条件設定の考え方

表 2 主要解析条件(想定事故 2（配管の全周破断及び逆止弁の全開固着を想定した場合）)(2/2)

31

186

期水位，プールゲートの状態に応じた対応をとるものではなく，冷却機能喪失による異常の認知を起点とするものであるため，運転員等操作時間に与える影響はない。

の貯蔵ラックの容量の最大数となるよ
うに保管した状態を設定。
炉心燃料の冷却期間については過去の実績より取出期間が最も短い 10 日を想定。

設計値を設定。

保安規定の設定値である 65℃を設定。

を用いて算出。

6号

さい。なお，自然蒸発による水位低下も考えられるが，日，7 号炉 約 3.7 日)と長時間を要するため影響は小水位が低下するまでの時間は 3 日以上(6 号炉 約 3.6

炉 約 1.1 日，7 号炉 約 1.2 日)，燃料有効長頂部まで水位が低下する時間は 1 日以上(10mSv/h の場合件であっても放射線の遮へいを維持できる水位まで

ールの水温より低くなることが考えられるが，評価条最確条件では評価条件で設定している使用済燃料プ要するため影響は小さい。

以上(6 号炉 約 3.6 日，7 号炉 約 3.7 日)と長時間を燃料有効長頂部まで水位が低下するまでの時間は 3 日(10mSv/h の場合 6 号炉 約 1.1 日，7 号炉 約 1.2 日)，

持できる水位まで水位が低下する時間は 1 日以上

水の温度上昇は緩やかになるが，放射線の遮へいを維

さな値となることが考えられ，使用済燃料プール内の（原子炉ウェル及びＤ／
Ｓピット，キャスクピッ
トの保有水量を考慮）（ 原子 炉 ウ ェ ル及 び Ｄ／

Ｓピット，キャスクピットの保有水量を考慮しない）

態

プールゲート開放プールゲート閉鎖

プールゲートの状

プールの水位できる水位まで水位が低下する時間は 1 日以上要するため影響は小さい。

以上(6 号炉 約 3.6 日，7 号炉 約 3.7 日)と長時間を燃料有効長頂部まで水位が低下するまでの時間は 3 日(10mSv/h の場合 6 号炉 約 1.1 日，7 号炉 約 1.2 日)，

ただし，現在の想定であっても放射線の遮へいを維持

水量を考慮しない状態を想定。

による水位の低下速度は緩和される。

保有水量は２倍程度となり，保有水量温度上昇や蒸発

プールゲートが開放されている場合を想定した場合，の時間は影響ない。

Ｄ／Ｓピット，キャスクピットの保有されるが，保守的に原子炉ウェル及びルゲートは開放されていることが想定

全炉心燃料取出直後であるため，プー下の時間や燃料有効長頂部まで水位が低下するまでるため，放射線の遮へいを維持できる水位まで水位低

ブレークする位置はサイフォンブレーク孔付近となが，その変動を考慮した場合であってもサイフォンが評価条件の初期水位は通常運転水位を設定しているで保有水の密度は 100℃の値を用いている。
通常運転水位付近

崩壊熱や燃料プール水の初期水温，初た燃料を合わせて，使用済燃料プール

最確条件では評価条件で設定している崩壊熱より小評価項目パラメータに与える影響

沸騰による水位低下と比べて僅かであり，また，評価

通常運転水位る使用済燃料プールへの注水操作は，崩壊熱の計算に当たっては，ORIGEN2

燃料プール代替注水系（可搬型）によ

炉心分の燃料とそれ以前に取り出され運転員等操作時間に与える影響

原子炉の運転停止後に取り出された全評価設定の考え方件

事象発生前の燃料取り替え燃料毎取り替え燃料毎

最確条件

条

期

初

65℃

事象発生前使用済

燃料プール水温

約 11MW

評価条件

評価条件（初期，事故及機器条件）の不確かさ

燃料崩壊熱

項目

表 3 評価条件を最確条件とした場合の運転員操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（１／３）

187

32

件

条

故

事

逆止弁の全開固着

逆流防止用の逆止使 用済 燃 料 プ ール 冷 却機能喪失及び注水機能喪失

外部電源なし安全機能の喪失に

対する仮定

外部電源

の考慮

事故毎に変化

能喪失及び注水機能喪失

使用済燃料プール冷却機

与える影響はない。

タに与える影響はない。

なく，冷却機能喪失や水位低下による外部電源がない場合と外部電源がある
場合では，事象進展は同じであることから，運転員等操作時間に与える影響はない。

場合では，事象進展は同じであることから，資源の評価の観点で厳しくなる
外部電源がない場合を想定する。

に与える影響はない。

定。
外部電源がない場合と外部電源がある

進展に影響はなく，運転員等操作時間

評価条件と同様であることから，事象に与える影響はない。

進展に影響はなく，運転員等操作時間

評価条件と同様であることから，事象ない。

め，運転員等操作時間に与える影響はメータに与える影響はない。

象進展は同じであることから，評価項目となるパラ外部電源がない場合と外部電源がある場合では，事い。

なく，評価項目となるパラメータに与える影響はな

評価条件と同様であることから，事象進展に影響はい。

なく，評価項目となるパラメータに与える影響はな

評価条件と同様であることから，事象進展に影響はるため，事象進展に影響はなく，評価項目パラメー

漏えい量に応じた対応をとるものでは異常の認知を起点とするものであるたるが，サイフォンブレーク孔により漏えいが停止する使用済燃料プールへの注水操作は，燃料プール代替注水系（可搬型）によない。

め，運転員等操作時間に与える影響は

弁の開口面積が小さくなると漏えい量が少なくな

め，事象進展に影響はなく，評価項目パラメータになく，冷却機能喪失や水位低下による異常の認知を起点とするものであるた

サイフォンブレーク孔により漏えいが停止するた

漏えい量に応じた対応をとるものでは破断面積が小さい場合は漏えい量が少なくなるが，

評価項目パラメータに与える影響

る使用済燃料プールへの注水操作は，燃料プール代替注水系（可搬型）によ

運転員等操作時間に与える影響

水機 能 が 喪失 し て いる も のと し て設

使用済燃料プールの冷却機能及び補給ーク孔を考慮

フォンブレーク孔

新たにサイフォン現象による漏えいのきくなる逆止弁の機能喪失を考慮

サイフォン現象による漏えい速度が大きくなる破断を想定

サイフォン現象による漏えい速度が大評価設定の考え方

継続防止用に設置したサイフォンブレ

考慮する

事故毎に変化

事故毎に変化

最確条件

継続防止用のサイ

サイフォン現象の

考慮する

破断

弁の状態

残 留熱 除 去 系 配管 の 全周

想定

評価条件

評価条件（初期，事故及機器条件）の不確かさ

破断箇所・状態の項目

表 3 評価条件を最確条件とした場合の運転員操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（２／３）

33

188

る注水操作は，注水流量を起点に開始

燃料プール代替注水系（可搬型）によ

操作時間に与える影響はない。

に設定

可搬型代替注水ポンプの設計流量を基

運転員等操作時間に与える影響の注水流量80m3/h 以上

最確条件

評価設定の考え方する操作ではないことから，運転員等

最大 80m3/h

評価条件

評価条件（初期，事故及機器条件）の不確かさ

よる燃料プールへ

水系（可搬型）に

燃料プール代替注

項目ない。

項目となるパラメータに与える影響は開始以降の流量であることから，評価（最大 19m3/h）より大きく，注水操作

崩壊 熱 に 相当 す る 保有 水 の蒸 発 速度

替注水系（可搬型）による注水流量は評価条件で設定している燃料プール代

評価項目パラメータに与える影響

表 3 評価条件を最確条件とした場合の運転員操作時間及び評価項目となるパラメータに与える影響（３／３）

189

34

操
作
条
件

燃料プール代替注
水系（可搬型）による使用済燃料プールへの注水操作項目

事象発生から 12 時間後

事象 発 生から 12 時間以内

評価上の操作開始時間と実際に見込まれる操作開始時間の差異等
評価上の操
実際に見込
作開始時間
まれる操作
開始時間
解析コードは使用していな
いため対象外（評価式では、放熱や給水の顕熱を考慮しておらず、それらを考慮した場合は評価パラメータや操
作時間余裕が長くなる。
）

解析コードの不確かさによる影響

当該操作は使用済燃料プールの
水温、水位等を起点とするものではないことから、運転員等操作時間に与える影響はない。
一方，異常の認知遅れ，対応開始時間が遅れる場合も考えられるが，水位・水温は１時
間おきにパラメータ監視を行っていることから
これ以上の認知遅れが生じることはなく、右項にて示す操作時間
余裕に十分に含まれる。

評価条件（操作条件を除く）の不確かさによる影響評価条件（操作条件）の不確かさ

当社の可搬型設備に対するフェーズドアプロ
ーチの考え方（事故発生後の対策を事故発生からの経過時間をフェーズに分類し、各フェーズで用いる人員、資機材に課する要件について、時
間余裕や代替可能性の観点から具体的な対応を設定しておく方針）に基づき設置。

評価設定の考え方

当該操作を実施する要員
は、前後に他の操作がないことから、要員の配置による他の操作に与える影響はない。

要因の配置による他の操作に与える影響

注水開始が早くなった
場合、水位の低下量は少なくなる。
しかし、事象発生から13 時間後の注水であっても、水位の低下は約0.9m 程度であり、線量率は 1.0×10-1mSv/h 以
下であるため、評価項目となるパラメータに与える影響は小さい。

評価項目パラメータに与える影響

当該操作に対する時間余裕
は、放射線の遮へいが維持される最低水位に到達するまでの時間が 1 日以上(10mSv/h の場合 6 号炉 約 1.1 日，7 号
炉 約 1.2 日)、有効燃料棒頂部まで水位が低下するまでの
時間が 3 日以上(6 号炉 約 3.6
日，7 号炉 約 3.7 日)であり、事故を検知して注水を開始するまでの 12 時間以内は十分な時間余裕を確保できる時間である。

操作時間余裕表 4 操作条件が要員の配置による他の操作に与える影響、評価項目となるパラメータに与える影響及び操作時間余裕

安定停止状態について
想定事故 2（サイフォン現象等による使用済燃料プールの冷却水の喪失（配管の全周破断及び逆止弁の全開固着））の安定停止状態については以下のとおり。
水位及び温度が安定した状態：
注水や漏えい箇所の隔離により水位が回復・維持され，燃料の冠水，放射線遮へい及び未臨界が維持され，保有水の温度が安定した状態
使用済燃料プールの水位，温度安定状態への確立について
図 4 に示すとおり，事象開始直後に保有水の漏えいによる水位低下が発生するが，約 10 分
後にサイフォンブレーク孔の効果により漏えいは停止する。冷却機能の喪失により事象発生から約 7 時間後に除熱機能喪失による沸騰が開始され，蒸発による水位低下が開始するが， 12 時間後に燃料プール代替注水系（可搬型）を用いた注水を実施することで水位の回復，維持ができるため，その状態を水位及び温度が安定した状態とした。
その他
燃料プール代替注水系（可搬型）による注水を継続し，残留熱除去系や燃料プール冷却浄化系の復旧に努める。復旧後は，補給水系統によりスキマサージタンクへの補給を実施し，使用済燃料プールの保有水をこれらの除熱系で冷却することで，注水を実施しなくても安定状態が維持される。

190

35

191

36

○水源評価結果
事故後 12 時間後からプール水位回復する 15 時間までは 80ｍ3/ｈで注水を行い，その後 19m3/h で注水を実施するため，7 日間では合計約3200m3 の水量が必要となり，十分に水量を確保しているため対応可能である。
（約 80m3/h×(15h-12h)+19m3/h×(168h-15h)≒3200m3）○時間評価
淡水貯水池から防火水槽への移送は可搬型代替注水ポンプによる注水量と等しい量を移送出来るため，注水継続に必要な防火水槽の水を維持できる。

○水使用パターン①可搬型代替注水ポンプでの使用済燃料プールの注水
最大流量 80ｍ3/ｈで事故発生後 12 時間以降運転する。
プール水位回復後，水位を維持出来るよう崩壊熱相当（最大 19m3/h）の注水を実施する。
②淡水貯水池から防火水槽への移送
12 時間後から，淡水貯水池から防火水槽へつながる配管の弁を操作することで必要な水量を防火水槽へと補給ができる。

○水源
防火水槽：約 100m3
淡水貯水池：約 18,000m3

7 日間における水源の対応について(想定事故 2（配管の全周破断及び逆止弁の全開固着を想定した場合）)

37

192

空冷式ガスタービン発電機 3 台起動。 ※2（燃費は保守的に最大負荷時を想定）
1,705L/h×24h×7 日×3 台＝859,320L

使用済燃料プール注水用 可搬型代替注水ポン
プ（Ａ－2 級）
2 台起動。
18L/h×24h×7 日×2 台＝6,048L

時系列

免震棟ガスタービン発電機 1 台起動。（燃費は保守的に最大負荷時を想定）
395L/h×24h×7 日＝66,360L
モニタリングポスト用仮設発電機 3 台起動。（燃費は保守的に最大負荷時を想定）
9L/h×24h×7 日×3 台＝4,536L

事象発生直後～事象発生後 7 日間

非常用ディーゼル発電機 2 台起動。 ※3（燃費は保守的に最大負荷時を想定）
1,879L/h×24h×7 日×2 台＝631,344L

事象発生直後～事象発生後 7 日間

非常用ディーゼル発電機 2 台起動。 ※3（燃費は保守的に最大負荷時を想定）
1,879L/h×24h×7 日×2 台＝631,344L

事象発生直後～事象発生後 7 日間

非常用ディーゼル発電機 2 台起動。 ※3（燃費は保守的に最大負荷時を想定）
1,879L/h×24h×7 日×2 台＝631,344L

事象発生直後～事象発生後 7 日間

非常用ディーゼル発電機 2 台起動。 ※3（燃費は保守的に最大負荷時を想定）
1,879L/h×24h×7 日×2 台＝631,344L

事象発生直後～事象発生後 7 日間

非常用ディーゼル発電機 2 台起動。 ※3（燃費は保守的に最大負荷時を想定）
1,879L/h×24h×7 日×2 台＝631,344L

事象発生直後～事象発生後 7 日間

復水貯蔵槽給水用 可搬型代替注水ポンプ（Ａ－2 級）
2 台起動。
18L/h×24h×7 日×2 台＝6,048L

事象発生直後～事象発生後 7 日間

非常用ディーゼル発電機 3 台起動。 ※1（燃費は保守的に最大負荷時を想定）
1,490L/h×24h×7 日×3 台＝750,960L

事象発生直後～事象発生後 7 日間

代替熱交換器車用 電源車 2 台起動。
（燃費は保守的に最大負荷時を想定）
110L/h×24h×7 日×2 台＝36,960L※1 事故収束に必要な非常用ディーゼル発電機は 2 台で足りるが，保守的に非常用ディーゼル発電機 3 台を起動させて評価した。
※2 事故収束に必要な空冷式ガスタービン発電機は 1 台で足りるが，保守的に空冷式ガスタービン発電機 3 台を起動させて評価した。
※3 事故収束に必要な非常用ディーゼル発電機は 1 台で足りるが，保守的に非常用ディーゼル発電機 2 台を起動させて評価した。

その他

5 号炉

4 号炉

3 号炉

2 号炉

1 号炉

6 号炉

7 号炉

号炉

7 日間の
軽油消費量
約 70,896L

7 日間の
軽油消費量
約 631,344L

7 日間の
軽油消費量
約 631,344L

7 日間の
軽油消費量
約 631,344L

7 日間の
軽油消費量
約 631,344L

7 日間の
軽油消費量
約 631,344L

7 日間の
軽油消費量
約 902,328L

7 日間の
軽油消費量
約 757,008L

合計

判定

1～7 号炉軽油タンク
及び地下軽油タンクの残容量（合計）は
約 527,944L であり，
7 日間対応可能。

5 号炉軽油タンク容量は約 632,000L であり，
7 日間対応可能。

4 号炉軽油タンク容量は約 632,000L であり，
7 日間対応可能。

3 号炉軽油タンク容量は約 632,000L であり，
7 日間対応可能。

2 号炉軽油タンク容量は約 632,000L であり，
7 日間対応可能。

1 号炉軽油タンク容量は約 632,000L であり，
7 日間対応可能。

6 号炉軽油タンク
及び地下軽油タンクの容量（合計）は
約 1,164,000L であり，
7 日間対応可能。

7 号炉軽油タンク容量は
約 1,020,000L であり，
7 日間対応可能。

プラント状況：6 号炉運転中。 1～5，7 号炉停止中。
事象：想定事故 2（配管の全周破断及び逆止弁の全開固着を想定した場合）は 7 号炉を想定。保守的に全ての設備が，事象発生直後から燃料を消費するものとして評価する。
なお，全プラントで外部電源喪失が発生することとし，免震棟等，プラントに関連しない設備も対象とするが，6 号炉のみ非常用ディーゼル発電機起動失敗による全交流動力電源喪失を想定する。

7 日間における燃料の対応（想定事故 2（配管の全周破断及び逆止弁の全開固着を想定した場合））

25. 柏崎刈羽６，７号機 SFP プール水沸騰・喪失時の未臨界性評価
柏崎刈羽６，７号機の SFP では，ボロン添加ステンレス鋼製ラックセルに燃料が貯蔵される。SFP には，通常は限られた体数の新燃料と使用済燃料が貯蔵されるが，臨界設計については新燃料及びいかなる燃焼度の燃料を貯蔵しても十分安全側の評価を得るように，炉心装荷時の無限増倍率として 1.30 を仮定している。また，プール水温，ラック製造公差，ボロン
添加率，ラックセル内燃料配置それぞれについて最も結果が厳しくなる状態で評価している。
仮に SFP プール水が沸騰や喪失した状態，SFP スプレイが作動する状態を想定し，プールの水密度が減少した場合を考えると，ラックセル内で中性子を減速する効果が減少し，実効増倍率を低下させる効果がある。一方，ラックセル間では水及びラックセルによる中性子を吸収する効果が減少するため，隣接ラックへの中性子の流れ込みが強くなり，実効増倍率を増加させる効果が生じる。
低水密度状態を想定した場合の SFP の実効増倍率は上記の 2 つの効果のバランスにより決定されるため，ラックの材質・ピッチの組み合わせによっては通常の冠水状態と比較して臨界評価結果が厳しくなる可能性がある。
そこで，柏崎刈羽６，７号機の SFP において水密度を 1.0～0.0g/cm3 と変化させて実効増倍率を計算したところ，中性子の強吸収体であるラックセル中のボロンの効果により，実効増倍率を増加させる効果である隣接ラックへの中性子の流れ込みが抑制されることから，水密度の減少に伴い実効増倍率は単調に減少する結果が得られた。このため，水密度が減少す
る事象が生じた場合でも未臨界は維持されることを確認した。
なお，解析には米国オークリッジ国立研究所（ORNL）により米国原子力規制委員会（NRC）の原子力関連許認可評価用に作成された 3 次元多群輸送計算コードであり，米国内及び日本国内の臨界安全評価に広く使用されている SCALE システムを用いた。

221

38

柏崎刈羽６号機 角管型ラックの計算体系

柏崎刈羽６号機 格子型ラックの計算体系

39

222

柏崎刈羽７号機 角管型ラックの計算体系

223

40

実効増倍率の水密度依存性 （K6）

実効増倍率の水密度依存性 （K7）

41

224

42

監視対象

スキマサージタンク水位計

・使用済燃料貯蔵プール水位計
・ＩＴＶ・使用済燃料貯蔵プ ール水位・温度計(SA 広域)

・FPC ポンプ入口温度
・使用済燃料貯蔵プール温度計
・ＲＨＲポンプ入口温度計
・使用済燃料貯蔵プ ール水位・温度計(SA 広域)

FPC，RHR，CUW の運転状態

ライナードレンフローグラス

燃料貯蔵プールエリア放射線モニタ

項目

スキマサージタ
ンクの水位

燃料プール水位

燃料プール水温

燃料プール冷却系の運転状態

漏えいの有無燃料貯蔵プール
エリアの線量率表

通常時の監視項目の概要

パラメータ確認

現場状態確認

１回／時間（定期検査時）
１回／時間（原子炉運転時）

現場パトロール時

現場パトロール時

現場パトロール時
１回／時間（定期検査時）
１回／時間（原子炉運転時）

現場状態確認パラメータ確認

現場状態確認

１回／時間（定期検査時）
１回／時間（原子炉運転時）

１回／時間（定期検査時）
１回／時間（原子炉運転時）

確認頻度

パラメータ確認パラメータ確認

監視方法

燃料貯蔵プールエリア放射線モニタ高警報の発生時

ライナードレンたまりレベル
漏えい検知器，床漏えい検知器等の警報発生時

系統故障警報等の発生時・温度高の警報発生時（使用済燃料貯蔵プール水温計）
・温度高の警報発生時（使用済燃料貯蔵プール水位・温度計(SA 広域)）

水位高／低の警報発生時（使用済燃料貯蔵プール水位計）
水位低の警報発生時（使用済燃料貯蔵プール水位・温度計(SA 広域)）

水位高／低時の警報発生時（スキマサージタンク水位計）

異常発生に伴う警報確認

１．通常時の監視項目の概要
ここでは通常時の使用済燃料貯蔵プールの関連パラメータについて監視設備,監視方法，及び確認頻度を以下にまとめた。

93．使用済燃料貯蔵プールの監視について

―

―

―

―

―

水位低による FPC ポンプトリ
ップのインターロック有

備考

２．有効性評価での事象発生と運転員の認知について
使用済燃料プールの有効性評価での運転員の事象認知について検討した。
・想定事故１
使用済燃料プールの冷却機能及び補給水機能の喪失を想定する場合，その機能喪失は各系統の故障警報の発生や,外部電源喪失などの事象発生に伴う中央制御室の変化により運転員が事象の発生を認知する。
これらの警報が発生せず，使用済燃料プールの冷却機能が喪失する状況を想定した場合, 残留熱除去系のポンプが通常通り動作していて，残留熱除去系の熱交換器が機能を発揮していない場合が考えられる。ただし,これらの場合であっても，表の「燃料プール水温」にある計器の警報や運転員による１時間毎のパラメータ確認により異常事象の認知が可能である。また，残留熱除去系ポンプが通常通り作動しているため，当該ポンプを用いた使用済燃料プールへの補給が可能であり，想定事故１で想定する使用済燃料プールの冷却機能及び補給水機能の喪失には至らない。
・想定事故２
使用済燃料プール水の小規模な漏えいが発生して水位が低下する事象においては，水位低下というパラメータの変化に伴い，表で示す「スキマサージタンクの水位」，「燃料プール水位」,「燃料プール冷却系の運転状態」等の複数の警報が発生する。
そのため，想定事故２が発生した場合において運転員の認知が出来ないということは考えにくい。

以上より，有効性評価での運転員の事象認知の想定は妥当であると考える。

43

94.想定事故 2 においてサイフォン現象を想定している理由について
想定事故 2 において，使用済燃料プール(以下，SFP)に接続される配管から漏えいが発生した際に逆止弁の機能が十分に働かず，サイフォン現象によるプール水の小規模な喪失が発生することを想定している。
しかしながら，SFP からの水の漏えいは，他の事象が起因となることも考えられる。ここでは，サイフォン現象によるプール水の漏えいを想定事故 2 の想定とした理由について示す。
１．SFP から水の漏えいを引き起こす可能性のある事象
SFP から水が漏えいする可能性のある事象としては，以下が考えらえる。
① サイフォン現象による漏えい② SFP ライナー部の損傷③ SFP ゲートの損傷④ プールゲート開放時の原子炉ウェル及び D/S ピット側のライナー部の損傷⑤ 地震発生に伴うスロッシングによる漏えい
２．各事象の整理①サイフォン現象による漏えい
サイフォン現象による漏えいは設計で考慮されているサイフォン防止用逆止弁が機能せず,かつ配管が破断した場合において発生する。サイフォン現象による漏えいが停止されない場合，SFP の底部にあるディフューザ付近まで漏洩が継続する。
SFP の冷却時に使用する配管は残留熱除去系配管のように基準地震動を考慮しても高い信頼性を持つが，燃料プール冷却浄化系にはろ過脱塩装置廻り等のＢクラスの配管が含まれる。
逆止弁の固着及び配管破断による小規模な漏えいが発生した場合，運転員は現場の漏えい検知器
やスキマサージタンクの水位低下，SFP 水位の低下等により事象を認知できるため,検知は容易である。
補給の手段は,配管の破断箇所及び隔離箇所に依存することから,残留熱除去系やサプレッション
プール水浄化系の注水ラインからの注水ができない場合も考えられる。
なお,漏えい量はサイフォン防止用逆止弁の異物噛み込みによる固着及び配管のクラック破断を想定すると最大約 70m3/h となる。運転員は，事象認知後に燃料プール代替注水設備を用いて漏えい量に応じた補給を実施することで，SFP の水位及び冷却機能は維持される。
②SFP ライナー部の破損
SFP の筐体は基準地震動によっても機能が維持される設計であり，高い信頼性を持つ設備である。
仮に SFP ライナー部が破損し漏えいが発生した場合, 漏えいした使用済燃料プールの保有水は SFP
ライナー漏えい検出器のドレン溜に流れ込み，この水位によりプール水の漏えいを検知し警報が発信される（図１参照）。
運転員はこの警報発生やプール水位の低下等により事象を認知できるため,検知は容易である。た44

だし，ライナードレン部は使用済燃料プールのバウンダリとしての機能を持たないことから漏洩を停止することが困難であり，漏洩が継続する。
補給等の対応手段は，ライナー部破損による漏えいが残留熱除去系やサプレッションプール水浄化系といった注水ラインに影響を与えないため，常用の注水設備及び重大事故等対処設備（燃料プール代替注水系）となる。
なお,SFP ライナー部からの漏えい量（一部の箇所の破損を想定）を評価すると，最大でも 40m3/h（ライナードレンの配管径と水頭圧の関係より算出）程度となり，漏えいしたプール水はライナー
ドレンよりＨＣＷサンプへと流出する。漏えい量に応じた補給の継続が可能であれば SFP の水位及び冷却機能は維持されるが，漏えいの継続による排水対策も必要であるため，大規模損壊の対応となる。この場合，使用済燃料プール代替注水系（可搬型）等による SFP スプレイの実施や漏えいした水を水源として再び SFP へと注水を実施する等の対応により,使用済燃料の著しい損傷の進行を緩
和できる。

図１

使用済燃料プール，原子炉ウェル，及び蒸気乾燥器・気水分離器貯蔵プール(D/S ピット)のライナー部③SFP ゲートの破損
使用済燃料プールゲートは補足説明資料「９５．使用済燃料プール（SFP）ゲートについて」に示
すように十分信頼性があり，地震発生時においてもその機能が維持される。仮にゲートが外れてプール水の漏えいが発生した場合であっても，ゲート下端（スロット部）は使用済燃料の有効長頂部
より高い位置にあるため，ゲート下端（スロット部）到達後に漏えいは停止し，その後の崩壊熱相
当の蒸発量に応じた注水を実施することで冠水は維持される。
運転員はプールゲート破損による漏えい警報確認やプール水位の低下等により事象を認知できるため,検知は容易である。
冠水維持完了後，原子炉ウェル及び D/S ピット側の筐体に異常がなければ注水によって水位を回復させ，SFP の水位及び冷却機能を維持することができる。また, 原子炉ウェル及び D/S ピット側の筐体から漏えいがある場合であっても常用の注水設備及び重大事故等対処設備（燃料プール代替注水系）等を用いることで崩壊熱による水の蒸発に応じた給水作業が可能なため，燃料の健全性が確
保される。

45

④プールゲート開放時の原子炉ウェル及び D/S ピット側のライナー部の損傷
SFP ゲート開放時における原子炉ウェル及び D/S ピット側のライナー部破損においても②と同様，
破断箇所の特定や検知が容易であることに加えて，③と同様にゲート下端（スロット部）以下には水位は低下せず，使用済燃料の有効長頂部との位置関係により燃料の冠水は維持される。
その後，原子炉ウェル及び D/S ピット側の筐体に異常がなければ注水によって水位を回復させ，
SFP の水位及び冷却機能を維持することができる。また, 原子炉ウェル及び D/S ピット側の筐体から漏えいがある場合であっても常用の注水設備及び重大事故等対処設備（燃料プール代替注水系）等を用いることで崩壊熱による水の蒸発に応じた給水作業が可能なため，燃料の健全性が確保される。
⑤地震発生に伴うスロッシングによる漏えい
地震発生時，スロッシングにより使用済燃料プールの保有水が漏えいし，その漏えい量は最大で約 710m3（「KK67-0014 内部溢水の影響評価について」参照）となる。この時，通常運転水位から 3ｍ程度まで水位が低下するが，燃料有効長頂部の冠水は維持される。
スロッシング発生時，運転員は現場の漏えい検知器，SFP 水位の低下，燃料貯蔵プールエリアの線
量率上昇等により事象を認知できるため,検知は容易である。
初期に SFP 水位が低下し現場環境が悪化するため，オペレーティングフロアでの作業を伴う対応は困難となる。ただし，水位低下が燃料有効長頂部に到達するまでの時間余裕は２日以上あり，オ
ペレーティングフロアでの作業が不要である常設スプレイ配管を用いた使用済燃料プール代替注水系（可搬型）等による注水を行うことで燃料の健全性が確保される。
３．想定事故２及び大規模損壊での想定
有効性評価では「２．各事象の整理」で想定する事象の中で，「②SFP ライナー部の破損」を除く事
象に対して，燃料の損傷を防止できることを確認している。
大規模損壊は,これらの想定時に常用の注水設備及び重大事故等対処設備による注水操作ができな
い状態，漏洩が継続する状況（「②SFP ライナー部の破損」を含む），及び常用の注水設備及び重大事故等対処設備による注水能力を超える漏えいにより水位が維持できない状況を想定した事象である。
この対策として，燃料プール代替注水系（可搬型）（スプレイ機能）や放水設備等によるスプレイを実施することで使用済燃料の著しい損傷の進行の緩和及び環境への放射性物質放出の低減を行う。
４．結論
SFP からプール水の漏えいが発生する可能性のある①～⑤の事象について検討した。
使用済燃料有効長頂部より高い位置で漏洩が停止する事象は③，④，⑤であり，基準地震動の地震の影響を考慮して発生のおそれが小さいものは②，③である。
①の「サイフォン現象による漏えい」は，逆止弁固着を想定するとＢクラス配管が含まれることから漏洩が使用済燃料有効長頂部以下まで継続する恐れがあり，また注水ラインの破断により対応可能な注
水手段が限定されることから有効性評価において選定している。
以

上

46

95. 使用済燃料プール（SFP）ゲートについて○使用済燃料プールゲートについては，以下の理由により十分信頼性があるため，大規模な流出はない。
（1）SFPゲートはSFPと原子炉ウェルの流路に設けられたフックに設置され，ストッパー
により浮き上がりを防止する設計とし，SFPゲートのフック及びストッパーは基準地
震動Ssによる地震荷重に対し強度上問題ないことを確認。
（2）SFPゲートについて基準地震動Ssによる地震荷重，静水圧及び動水圧（スロッシング荷重）を考慮して評価を行い，強度上問題ないことを確認。
（3）SFPゲートパッキンの材質はシリコーンゴムであり，納入時に特性試験（耐水試験（JISK 6258）：100℃―70ｈ，圧縮永久ひずみ試験（JIS K 6262）：150℃―70ｈ）により材料健全性を確認しており，SFP保有水が沸騰した場合においてもシート性能を確保可能。

図１ SFP ゲートの構造図（６号炉，内側ゲートの例）

47

○SFPゲートのシール機能について以下に示す。
（1）SFPゲートは原子炉ウェルとSFPの流路に二重に設置されおり，内側のゲートからリークした場合においても外側のゲートによりシート性能を確保可能。
（2）SFPゲートのパッキンは二重シールとなっており，外側のパッキンからリークした場
合においても内側のパッキンによりシート性能を確保可能。
（パッキンは水圧により面圧を確保し，ストッパーにより据付状態を保持）

図２ SFP ゲート据付状態の概要図（６号炉の例）

48

（参考）SFPゲートが外れた場合
万一，SFPゲートが外れることによりSFP水が原子炉ウェル側へ流出した場合の水位及び線量等に対する評価を参考に実施した。
○評価条件
・SFPゲートは，地震等が発生した場合も十分信頼性があるものであるが，保守的にSFPゲートが外れ，かつゲート下端（スロット部）まで水位が低下した場合を想定し，燃料有
効長頂部まで水位が低下するまでの時間余裕を評価した。
なお，原子炉が未開放の状態であった場合，漏えいした燃料プールの保有水が，原子炉ウェルやＤ／Ｓピットに流れ込むことで原子炉ウェル側の水位を上昇させ，水位が原子炉ウェル側とSFP側が均一になった際にSFPからの保有水の漏えいを停止させることも考えられるが，ここではその効果に期待しないものとした。
・熱負荷は，想定事故１および想定事故２と同様に約11MWtとした。
・サイフォン等による漏えいはサイフォンブレーク孔や現場の隔離操作により停止されるものとした。

6号炉
7号炉

SFP保有水量（流出前）

原子炉ウェル等への流水量

プール保有水量（流出後）2085.14m3
2214m31565m31678m3

520m3
536m3

プール水位
低下量(通常運転
水位からの低下)
約6.7m
約6.9m

* 燃料有効長頂部冠水部は燃料有効長頂部を設定（有効性評価で保守的に用いている燃料ハンドル上部（燃料有効長頂部より0.1m程度高い位置）は用いない）○算定結果
評価の結果，事象発生開始から使用済燃料プールの保有水が沸騰を開始するまでの時間
余裕は約1.9時間であった。また，沸騰による水位低下により燃料有効長頂部まで水位が低下するまでの時間余裕は約5.5時間であった。
水位の低下により線量率は上昇するためオペレーティングフロアでの作業は困難となるが，事象開始から燃料有効長頂部まで水位が低下する時間余裕は5時間以上あるため, オペ
レーティングフロアでの作業が不要である注水手段（燃料プール代替注水系により燃料損傷の防止が可能である。

冷却機能停止及びゲートからの流出後，沸騰までの時間
事象開始から燃料有効長頂部まで水位が低下する時間

6号炉
約1.9時間
約7.0時間7号炉
約1.9時間
約5.5時間スロット部およびプールゲート（プールゲートが喪失し，ゲート下端まで水位が低下した状態を想定）
原子炉

N.W.L.：T.M.S.L.約31.4m
ＳＦＰ側漏えいした燃料プ ールの保有水により,ウェ ルやＤ／Ｓピットの水位が上昇
し，漏えいが停止した場合（約2.0m）

制
御
棒
約0.5m
燃
料
集
合
体

T.M.S.L.約24.5m
T.M.S.L.約24.0m

約4.1m
T.M.S.L.約19.9m

49

○まとめ
ゲート部はスロッシング荷重等を考慮しても十分に信頼性のあるものであり,かつ万一，
使用済燃料プールのゲート部からリークがあった場合であっても，水位が最大6.9m低下す
るが，燃料が露出することはなく，燃料有効長頂部まで水位が低下する時間の約5.5時間後までにオペレーティングフロアでの作業が不要である注水手段（燃料プール代替注水系（常設又は可搬型））により注水することで燃料損傷の防止が可能である。

50

96．プラント停止中における崩壊熱除去機能喪失時の格納容器の影響について
運転停止中の有効性評価は，審査ガイドの評価項目※に基づき原子炉への注水を行うこと
で燃料の冠水が維持されていることをもって，燃料の冷却が維持され燃料損傷が防止できていることを確認している。
※＜審査ガイドの評価項目＞(a)燃料有効長頂部が冠水していること。
(b)放射線の遮蔽が維持される水位を確保すること。
(c)未臨界を確保すること（ただし，通常の運転操作における臨界，又は燃料の健全性に影響を与えない一時的かつ僅かな出力上昇を伴う臨界は除く。）

この際，格納容器の温度・圧力挙動は評価対象とはしていないが，原子炉補機冷却系又は格納容器ベントによる除熱により対応することとなる。
１．プラント停止中における崩壊熱除去機能喪失時の格納容器の影響
プラント停止中の有効性評価において，崩壊熱除去機能を喪失している期間は「崩壊熱除去機能喪失」の事象発生約２時間後まで，「全交流動力電源喪失」の事象発生から原子炉補機冷却系等による崩壊熱除去機能復旧の事象発生約２０時間後までである。
ここでは，代表として「全交流動力電源喪失」を前提に考察する。
崩壊熱除去機能が喪失すると原子炉冷却材の温度は上昇し，冷却機能喪失後１時間程度
で沸騰を開始した後，水位が低下する。原子炉注水により燃料の冷却は維持されるが，原子炉内の圧力が徐々に上昇するため,原子炉の減圧が必要となる。減圧により原子炉内の熱量がサプレッションチェンバへと移行し，格納容器内の温度上昇や圧力上昇に至る。
運転停止中においては運転中の事故と比べ崩壊熱が低く，格納容器の温度上昇や圧力上
昇は穏やかであり，崩壊熱の積算で比較すると 8 割程度※となる。運転中の事故シーケンスで比較した場合，機能喪失及び対応が類似の事象は運転中の「崩壊熱除去機能喪失(取水機能が喪失した場合)」となるが，この事象において 1Pd に至るまでに除熱機能の復旧が可能であるため，停止中においても同様の対応をとることが可能であると考えられる。
※・原子炉停止中の「全交流動力電源喪失」では事象発生から原子炉補機冷却系によるサプレッションプール水冷却開始（20 時間後）までの崩壊熱の積算量：1.6×109[kJ]程度

・運転中の「崩壊熱除去機能喪失(取水機能が喪失した場合)」で事象発生から原子炉補機冷却系によるサプレッ
ションプール水冷却開始（20 時間後）までの崩壊熱の積算量：2.1×109[kJ]程度

また，仮に原子炉補機冷却系による崩壊熱除去機能の復旧ができない場合は格納容器ベントによる除熱を実施することとなるが，この場合原子炉運転中に燃料ギャップ内に蓄積した放射性物質の一部はプラント停止時に原子炉減圧に伴う追加放出としてギャップ外に既に放出されることから，追加放出は考慮不要である。
なお，停止中の場合パーソナルエアロック等開放により格納容器が開放されている場合も考えられるが，この場合はパーソナルエアロック等を速やかに閉止することで，上記と同51

様の対応となる。
さらに，原子炉圧力容器を開放している場合は原子炉内から放出された熱量は蒸気に伴い原子炉建屋内に放出され，原子炉建屋壁面への吸熱，または環境へ放熱されるが，この場合は崩壊熱量がさらに低下していること，原子炉ウェルが水張りされているなど冷却材の量が増加していることから事象進展はより緩慢となる。
以

上

52

97. サイフォン現象による SFP 水の漏えい停止操作について
有効性評価の「想定事故 2」では,サイフォンブレーク孔による静的な漏えい隔離効果に期待しない場合であっても，事象発生から 2.5 時間以内に運転員が隔離弁を閉止することで，サイフォン現象による漏えいを停止することとしている。ここではその隔離操作の確実性を示す。
隔離操作は，運転員が漏えい警報や水位の低下等による異常認知後，中央制御室からの電動弁や現場の手動弁により実施する。
現場手動弁の隔離操作概要は補足説明資料「4. 重大事故対策の成立性」の「資料 4-17 サ
イフォン効果等による SFP 水流出防止」に示した弁（原子炉建屋 2 階燃料プール冷却浄化
系弁室の燃料プール再循環元弁）によって行う。本対象弁は原子炉建屋 2 階に設置されており,各系統への分岐部よりも上流側の弁であるため，サイフォン現象による大部分の漏えいは当該弁の隔離操作による停止が可能である。
また当該弁より上流の配管で破断があった場合，最上流の弁（FPC 使用済燃料貯蔵プー
ル散水管入口弁）を閉止することで確実に隔離することが可能である。

原子炉建屋
最上流の弁
FPC散水管入口弁(オペレーティングフロア設置)

燃料プール再循環元弁
当該弁を隔離することですべてのサイフォンによる漏えいの停止可能

固着を想定
する逆止弁
スキマせき
復水補給水系より

サイフォンブレーク孔位置
スキマサージタンク
有効性評価で隔離操作を想定する弁
燃料プール再循
環元弁（原子炉建屋2階
設置）

使用済燃料

燃料プール再循環元弁より下流のサイフォンによる漏えいは
当該弁を隔離することで停止可能

燃料プール冷却浄化系
熱交換器

ろ過脱塩装置
燃料プール冷却浄化ポンプ
破断箇所

原子炉補機冷却系
残留熱除去系
熱交換器
残留熱除去系ポンプ
圧力抑制プール水
浄化系より

固着を想定
する逆止弁

原子炉補機冷却系

復水補給水系より重大事故等対策概略系統図（可搬型代替注水ポンプ）53

なお，最上流の弁はオペレーティングフロアに設置されており，水位低下により空間線量が高い場合はアクセスできないため，スロッシングのように初期のプール水位が低下している状況は対応が困難となるが，それらの場合はサイフォンブレーク孔が露出しており,
サイフォン現象による漏えいは発生しない。
またスロッシングが発生していない状況であれば，放射線の遮へいが維持される高さま
で水位が低下するまでの余裕時間は７時間程度あること（有効性評価での想定している
68m3/h での漏えい）に対して事象認知後１時間程度で隔離できることから，現場の線量率が悪化する前に隔離することが可能である。
スロッシング及びサイフォン現象の漏えいに対する現場操作の溢水影響は，以下の観点
より操作の妨げとならないことを確認している。
・作業に対する時間余裕も充分あるため，スロッシングによる溢水はハッチ等の開口部
より建屋最地下階への流れ落ちているため，作業の阻害とはならない。
・漏えい箇所が操作箇所（原子炉建屋 2 階）より低いフロアの場合は，漏えいが操作の妨げとならない。漏えい箇所が操作箇所と同一フロアで発生した場合であっても最上流の弁（FPC 使用済燃料貯蔵プール散水管入口弁）を閉止することで隔離が可能である。
・アクセスルートが建屋最地下階のような最終的な溢水の滞留区画ではなく，ハッチ等の開口部による排水効果も期待できることからアクセス性に問題がない。
・使用済燃料プール水の温度が極端に高くなく,内包する放射性物質の濃度も高くないことから，漏えいにより,現場の温度や線量率が現場作業を阻害するまで上昇することは考えられない。

54

98. 反応度誤投入における炉心の状態等の不確かさについて
反応度誤投入事象の評価において炉心状態を「平衡炉心のサイクル初期」とし，「最大反応度価値制御棒及びその斜め隣接の制御棒」が引き抜かれる想定をして評価している。実
炉心においてはこれらの想定と異なり，引抜制御棒価値，引抜制御棒反応度曲線，スクラ
ム反応度曲線，実効遅発中性子割合等のパラメータに不確かさがあるため,有効性評価での想定とこれらの不確かさの影響について以下にまとめた。
１．感度解析の条件
炉心状態の不確かさの影響を考慮するパラメータとして「解析コードの APEX」の重要現象の特定を参考に「引抜制御棒価値」,「引抜制御棒反応度曲線」,「スクラム反応度曲線」,「実効遅発中性子割合」の４つについて表１に示す感度解析を実施した。
なお，原子炉初期出力と初期燃料温度については既に「解析コードの APEX」にて感度解析を実施していること，出力分布変化は制御棒価値を厳しく設定し,さらに局所ピーキン
グ係数が燃焼寿命を通じた最大値となるようにしていることから今回対象としていない。
・引抜制御棒価値
有効性評価において核的制限値を超えないように管理している値（臨界近接時においては最大反応度価値を 1.0%Δk 以下とすること）を超える制御棒価値として最大反応度
価値制御棒の斜め隣接の制御棒（平衡炉心サイクル初期）の 1.04%Δk を設定している。
そのため,感度解析を実施する上のノミナルな条件としては管理値の 1.0%Δk を設定した。
なお，制御棒反応度価値の影響については過渡解析「原子炉起動時における制御棒の以上な引き抜き」に示されるように 3.5%Δk の価値を有する制御棒グループが引き抜かれた場合であっても反応度は１ドル未満（約 0.7 ドル）にとどまっていることから，今回の感度評価の影響確認の対象外とした。
・引抜制御棒反応度曲線
有効性評価において表１に示すＡ型平行炉心のサイクル初期を想定している。
ノミナル条件としてサイクル初期及びサイクル末期での引抜制御棒反応度曲線を1.0%Δk に規格したものを考慮した。
不確かさ評価としてサイクル初期及びサイクル末期の炉心状態において,１ドル位置における引抜制御棒反応度印加率がＢ型の平衡炉心での印加率の変動を包含するように設定した。
感度解析に用いたサイクル初期及びサイクル末期の引抜制御棒反応度曲線を図 1, 図
2 に示す。

55

・スクラム反応度曲線
有効性評価において表１に示すサイクル初期を想定して評価を実施しており，感度解析においてはサイクル末期の炉心状態のスクラム反応度曲線の影響についても確認した。
・実効遅発中性子割合
有効性評価において表１に示すサイクル初期を想定して評価を実施しており，感度解析においてはサイクル末期の炉心状態の実効遅発中性子割合の影響についても確認した。
２．感度解析の結果
解析結果を表２にまとめた。サイクル初期及びサイクル末期の不確かさを考慮したケースにおいても１ドルを超えるケースとはならず，最大の投入反応度は不確かさ評価（サイクル末期）の 0.6144 ドルであった。そのため，これらの不確かさを考慮しても,燃料エンタ
ルピの増加に伴う燃料の破損は発生せず，事象は収束して安定状態に導かれることが分か
った。

56

57
申請解析の反応度曲線を制御
棒価値 1.0%Δk に規格化

変更なし

変更なし

サイクル初期炉心の LOGOS
解析結果

サイクル初期炉心の LOGOS
解析結果

サイクル初期炉心に対応した値

スクラム反応度曲線

実効遅発中性子割合

変更なし

サイクル末期炉心のLOGOS 解析結果
サイクル末期相当の値として 0.88 倍(0.0053/0.0060=0.8833) ＊3

サイクル末期相当の値として 0.88 倍(0.0053/0.0060=0.8833) ＊3

1 ドル位置における引抜制
御棒反応度曲線の反応度印
加率がノミナルケース（サイクル末期）の 1.2 倍＊2 になるように補正する。ただし，引抜制御棒反応度が 1.0%Δkを超える部分については，
1.0%Δk で一定とする。

1.0%Δk

不確かさ評価（サイクル末期）

サイクル末期炉心のLOGOS 解析結果

サイクル末期炉心のLOGOS 解析結果（制御棒価
値 1.0%Δk に規格化）

1 ドル位置における引抜制御棒反応度曲線の反応度印加率がノミナルケース（サイクル初期）の 1.5 倍＊1 になるように補正する。ただし，引抜制御棒反応度が 1.0%Δk を超える部分については，1.0%Δk で一定
とする。
変更なし

1.0%Δkノミナルケース（サイクル末期）

1.0%Δk

不確かさ評価（サイクル初期）＊3 : 実効遅発中性子割合の設置変更許可申請書記載値(ウラン炉心平衡サイクル初期 : 0.0060，ウラン炉心平衡サイクル末期：0.0053)より算出＊2 : 制御棒落下事故解析における落下制御棒反応度曲線(サイクル末期低温時)より B 型平衡炉心の反応度印加率の変動を包含するようにふり幅を設定。

＊1 : 制御棒落下事故解析における落下制御棒反応度曲線(サイクル初期低温時)より B 型平衡炉心の反応度印加率の変動を包含するようにふり幅を設定。

引抜制御棒価値

引抜制御棒反応度曲線

ノミナルケース（サイクル初期）
1.0%Δk

申請解析

1.04%Δk

項目表１. 反応度誤投入における炉心の状態等の不確かさの感度解析項目

58

0.00049
0.006083
0.32780.53880.00052
0.006083
0.33420.5493－%Δkドル＊2：APEX により計算される実効遅発中性子割合＊1：制御棒を 1 ノッチ引き抜いた時の印加反応度0.5866

0.35680.006083

0.00073

1.00（サイクル初期）（サイクル初期）
1.00

不確かさ評価ケース

ノミナルケース

注：値は保守側の切り上げ/切り下げ処理を行わず，全て四捨五入している。

最大投入反応度

実効遅発中性子割合＊2

ル位置における反応度印加率

Δk/Δn ＊1

1.04

%Δk

引抜制御棒価値

引抜制御棒反応度曲線の 1 ド

申請解析

単位

項目

0.59520.31860.005353

0.00060

1.00（サイクル末期）

ノミナルケース

表 2. 反応度誤投入における炉心の状態等の不確かさの感度解析結果

0.61440.32890.005353

0.00072

1.00（サイクル末期）

不確かさ評価ケース

図１. 引抜制御棒反応度曲線（サイクル初期）

59図２. 引抜制御棒反応度曲線（サイクル末期）

60

99.有効性評価における燃料プール代替注水系（可搬型）について有効性評価の使用済燃料プール 想定事故１及び想定事故２では燃料損傷防止策として燃料プール代替注水系（可搬型）による注水手段を整備している。この燃料プール代替注
水系（可搬型）による注水ライン及び注水口は図１に示すように２つの方法を持っており,
有効性評価では現場環境（燃料プール廻り）の悪化を考慮しても注水が可能な点で優れており，信頼性も高い①の一部常設を使用する燃料プール代替注水系（可搬型）を用いている。
それぞれの注水手段の特徴について以下に示す。
＜燃料プール代替注系（可搬型）の手法＞①常設のスプレイヘッダ及び常設のスプレイ配管を用いる手段②可搬の注水口及び可搬ホースを用いる手段①燃料プール代替注水系（可搬型）
常設のスプレイヘッダ及び常設のスプレイ配管を用いる手段

原子炉建屋
淡水貯水池
接続口

可搬スプレイノズルまたは注水口
スプレイヘッダ

消防車

スプレイノズル②燃料プール代替注水系（可搬型）
可搬の注水口及び可搬ホースを
用いる手段

使用済燃料

原子炉建屋大物搬入扉
または
外部接続口

防火水槽

常設の箇所
可搬の箇所

図１ 燃料プール代替注水系（可搬型）の注水ライン及び注水口
・注水量①の注水手段の注水量は 80m3/h 程度（消防車１台），②の注水手段の注水量は 45m3/h
程度（消防車１台）で有り,いずれも想定事故１及び想定事故２で想定している使用済
燃料の崩壊熱相当の注水量(約 19m3/h)を上回ることから，冷却機能喪失時においても注水により水位の回復及び維持が可能である。
・作業時間と時間余裕
燃料プール代替注水系（可搬型）による注水操作の時間余裕（想定事故２における放射線の遮蔽が維持される最低水位到達までの時間）は１日程度であり，①の注水手段では事象発生後 12 時間以内で 60 分，②の注水手段では事象発生後 12 時間以内で 90分程度※（原子炉建屋１階から SFP のある原子炉建屋４階まで仮設ホースを配置する

61

時間は，訓練実績として約 30 分）での準備作業で注水が可能となる。
※ホース敷設の訓練時間約 30 分を考慮した時間
・作業の成立性①の注水手段では，消防車の準備や防火水槽の水源の確保など屋外での操作のみで注水が可能である。対して②の注水手段は，使用済燃料プール廻りを含める原子炉建
屋内の作業についても必要となる。そのため,プール水位が低下して現場の線量率が高くなる場合やプール水温の上昇に伴い現場の温度及び湿度が上昇する場合においては作業が困難となる。
プール水温の上昇に伴う現場の温度及び湿度の上昇は緩やかで，想定事故１及び想定時事故２にて想定しているような崩壊熱が高い場合であっても使用済燃料プールの
水温が 40℃から 65℃まで上昇する時間は４時間程度となる。この様な使用済燃料プー
ルの温度が比較的低い場合においては自然蒸発の影響によるオペレーティングフロア
での温度や湿度の上昇は僅かであるため，事象発生初期にオペレーティングフロアの作業が完了する場合においては②の注水手段であっても現場の温度及び湿度の上昇が、作業を阻害する要因とはならない。
サイフォン現象による漏えいやスロッシングの溢水の影響は，①の常設のスプレイ
ヘッダ及び常設のスプレイ配管を用いる手段は屋外での操作のみであることから影響はなく，②の可搬の注水口及び可搬ホースを用いる手段は以下の理由より問題ないことを確認している。
・アクセスルートや作業箇所が建屋最地下階のような最終的な溢水の滞留区画ではなく，十分な時間余裕もあるため，スロッシングからの溢水はハッチ等の開口部
より建屋最地下階への流れ落ちているため，作業の阻害とはならない。
・複数ルートでの対応が可能であるため，局所的な漏えいにより作業を阻害される場合であっても別ルートによる対応が可能である。
・使用済燃料プール水の温度が極端に高くなく,内包する放射性物質の濃度も高くないことから，漏えいにより,現場の温度や線量率が現場作業を阻害するまで上昇す
ることは考えられない。
なお，スロッシングによる水位低下が発生した場合，溢水量によっては事象初期からオペレーティングフロアが高線量下となることが考えられ，「内部溢水の影響評価」
で考慮するような水位低下が発生した際は②可搬の注水口及び可搬ホースを用いる手段が困難となるため，注水可能な手段は①の常設のスプレイヘッダ及び常設のスプレ
イ配管を用いる手段のみとなる。

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別紙

使用済燃料プール代替注水系（可搬型）の配置「KK67-0074 改 3 重大事故等対処設備について（補足説明資料）」より抜粋する。

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100.使用済燃料プール水位計の熱電対による水位計測について「KK67-0074 改 3 重大事故等対処設備について（補足説明資料）」より「54-9 熱電対による水位計測について」を抜粋する。

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