4.5.4.1 代表３ループプラント
(1)解析条件
本解析の解析条件は事象進展が厳しくなるように選定している。主要解析条件を表4. 5. 4. 1-1に示す。評価項目及び解析コードが異なるものの、ソフトウェアCCFを考慮しない場合の解析との対比として、添付書類十解析での条件と比較する形で示している。評価項目の違いによる解析条件への影響としては、熱水路係数に表れる。DNBRは冷却材条件にも影響を受けるため、熱水路係数の設定に当たってはFMを対象としている。一方、CCF対策有効性評価では燃料被覆管温度（及び１次系圧力）を評価対象としているため、ペレット発熱量の観点から、熱水路係数の設定に当たってはFoを対象としている。解析コードの違いによる解析条件への影響としては、各種反応度帰還効果に表れる。いずれの場合でも、解析コードの不確かさと取替炉心毎のばらつきを考慮して条件設定を行っているが、設計基準事故の添付書類十解析で用いているMARVELコードでは、炉心1点炉近似モデルによる中性子動特性計算のため、反応度係数もしくは反応度欠損を入力することで各種反応度帰還効果が評価されるのに対し、CCF対策有効性評価に用いた SPARKLE-2 コードでは、時間依存の2群拡散方程式モデルによる中性子動特性計算のため、各種反応度帰還効果は核定数（断面積）変化により評価されふ。そのほか、設計基準事故の解析では主給水管破断直後の蒸気発生器２次側保有水の流出は液相放出を仮定しているが、CCF対策有効性評価では現実的な想定として主給水管破断直後から二相状態での放出を考慮している。
(2)解析結果
主要な事象クロノロジを表4. 5. 4. 1–2に、主要な解析結果を表4. 5. 4. 1–3に示す。また、主要なパラメータの事象進展中の推移を図4.5.4.1-1から図4.5.4.1-6に示す。これら事故経過の概要を以下に述べる。主給水管破断発生直後は、破断口から蒸気発生器2次側保有水が二相状態にて流出することで１次冷却材が冷却され、減速材反応度帰還効果による正の反応度添加
105
により炉心出力が上昇する。その後、破断口からの放出が継続して蒸気発生器での除热能力が低下するため、1次系としては過冷却状態を脱して1次冷却材温度、原子炉圧力が上昇に転ずる。事故発生の約26秒後に破損側および健全側蒸気発生器の狭域水位が「蒸気発生器水位低」信号のトリップ限界値に到達することで、多様化設備による「蒸気発生器水位低」原子炉トリップ信号が発信され、約38秒後に制御棒クラスタが落下を開始することにより原子炉は自動停止し、1次冷却材温度、圧力の上昇は抑えられる。その後、蒸気発生器の水位低下などから異常を検知し、多様化設備による「蒸気発生器水位低」原子炉トリップ信号発信の10分後に破損側蒸気発生器への補助給水ポンプ出口弁の閉止操作を行い、健全側蒸気発生器への補助給水が開始される。これにより補助給水による除熱が有効となり、崩壊熱及び他の残留熱を上回る除熱が確保されることで1次冷却材温度、圧力は低下する。これら事象進展の間、炉心冷却の状態としては悪化する方向ではあるものの、燃料被覆管温度の最大値は約406℃にとどまる。また蒸気発生器２次側保有水の流出として主給水管破断発生直後から二相状態を考慮したことにより、原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力の最大値は約18. 1MPa[gage]にとどり、添付書類十解析の結果と概ね同等である。このように、本事故とデジタル安全保護回路のソフトウェアCCFが重畳した場合でも判断基準を十分下回り、安全上の問題とはならないことを確認した。
106

107条件を記載
108
表4. 5. 4. 1-3   主給水管破断＋ソフトウェアCCFの主要解析結果
110 111 112
4.5.4.2 代表４ループプラント
(1)解析条件
本解析の解析条件は事象進展が厳しくなるように選定している。主要解析条件を表4. 5. 4. 2–1に示す。評価項目及び解析コードが異なるものの、ソフトウェアCCFを考慮しない場合の解析との対比として、添付書類十解析での条件と比較する形で示している。評価項目の違いによる解析条件への影響としては、熱水路係数に表れる。DNBRは冷却材条件にも影響を受けるため、熱水路係数の設定に当たってはFMを対象としている。一方、CCF対策有効性評価では燃料被覆管温度（及び１次系圧力）を評価対象としているため、ペレット発熱量の観点から、熱水路係数の設定に当たってはFoを対象としている。解析コードの違いによる解析条件への影響としては、各種反応度帰還効果に表れる。いずれの場合でも、解析コードの不確かさと取替炉心毎のばらつきを考慮して条件設定を行っているが、設計基準事故の添付書類十解析で用いているMARVELコードでは、炉心1点炉近似モデルによる中性子動特性計算のため、反応度係数もしくは反応度欠損を入力することで各種反応度帰還効果が評価されるのに対し、CCF対策有効性評価に用いた SPARKLE-2 コードでは、時間依存の2群拡散方程式モデルによる中性子動特性計算のため、各種反応度帰還効果は核定数（断面積）変化により評価されふ。そのほか、設計基準事故の解析では主給水管破断直後の蒸気発生器２次側保有水の流出は液相放出を仮定しているが、CCF対策有効性評価では現実的な想定として主給水管破断直後から二相状態での放出を考慮している。
(2)解析結果
主要な事象クロノロジを表4. 5. 4. 2–2に、主要な解析結果を表4. 5. 4. 2–3に示す。また、主要なパラメータの事象進展中の推移を図4.5.4.2-1から図4.5.4.2-6に示す。これら事故経過の概要を以下に述べる。主給水管破断発生直後は、破断口から蒸気発生器2次側保有水が二相状態にて流出することで１次冷却材が冷却され、減速材反応度帰還効果による正の反応度添加により炉心出力が上昇する。その後、破断口からの放出が継続して蒸気発生器での除热能力が低下するため、1次系としては過冷却状態を脱して1次冷却材温度、原子炉圧力が上昇に転ずる。事故発生の約27秒後に破損側および健全側蒸気発生器の狭域水位が「蒸気発生器水位低」信号のトリップ限界値に到達することで、多様化設備による「蒸気発生器水位低」原子炉トリップ信号が発信され、約39秒後に制御棒クラスタが落下を開始することにより原子炉は自動停止し、1次冷却材温度、圧力の上昇は抑えられる。その後、蒸気発生器の水位低下などから異常を検知し、多様化設備による「蒸気発生器水位低」原子炉トリップ信号発信の10分後に破損側蒸気発生器への補助給水ポンプ出口弁の閉止操作を行い、健全側蒸気発生器への補助給水が開始される。これにより補助給水による除熱が有効となり、崩壊熱及び他の残留熱を上回る除熱が確保されることで1次冷却材温度、圧力は低下する。これら事象進展の間、炉心冷却の状態としては悪化する方向ではあるものの、燃料被覆管温度の最大値は約409℃にとどまる。また、蒸気発生器2次側保有水の流出として主給水管破断発生直後から二相状態を考慮したことにより、原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力の最大値は約17. 9MPa [gage]にとどまり、添付書類十解析の結果より低い。このように、本事故とデジタル安全保護回路のソフトウェアCCFが重昼した場合でも判断基準を十分下回り、安全上の問題とはならないことを確認した。
114

115条件を記載
116
表4. 5. 4. 2-3   主給水管破断＋ソフトウェアCCFの主要解析結果
118 (代表４ループプラント、１次冷却材平均温度) 119 1 ：破損側120
4.5.5 主蒸気管破断
この事故は、原子炉の高温停止時に２次冷却系の破断等により、１次冷却材の温度が低下し、反応度が添加される事象を想定する。具体的には何らかの原因で蒸気発生器とタービンの間の主蒸気管1本が瞬時に両端破断することで、蒸気の流出を生じるものと考える。破断による蒸気の流出は蒸気圧力の下降とともに減少するが、１次冷却系から熱を除去し、１次冷却材の温度と圧力の低下をもたらす。原子炉が正の減速材密度保数を持っていると反応度が添加され、原子炉の反応度停止余裕が減少して臨界となり、出力上昇の状態も生じ得る。このような場合でも、非常用炉心冷却設備の作動により原子炉は未臨界を達成し、破損側蒸気発生器への補助給水を停止することによって蒸気放出が停止し、プラントは安全に保たれる。本事故とデジタル安全保護回路のソフトウェアCCFが重畳した場合、本設の原子炉保護系の動作には期待できないが、多様化設備により原子炉保護設備が作動し、事故は安全に終止できる。本事故の事象進展を図4. 5. 5–1に示す。多様化設備の有効性確認の判断基準としては、4.1にて述べたとおり、設計基準事故に対して適用される以下の判断基準を準用する。 a.炉心の著しい損傷発生するおそれがないものであり、かつ、炉心を十分に冷却できるものであること。 b.原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力が最高使用圧力の1.2倍以下となること。上記a.に対する具体的な判断基準として、「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則の解釈」に基づいて、「軽水型動力炉の非常用炉心冷却系の性能評価指針」例が定める以下の基準を概ね満足することとする。 a’燃料被覆管の最高温度が1, 200℃以下であること。 a”燃料被覆管の酸化量は、酸化反応が著しくなる前の被覆管厚さの15%以下であること。
121
また、上記b.は具体的には以下の値となる。 b’原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力が、最高使用圧力である17. 16MPa[gage]の1. 2倍の圧力20. 59MPa[gage]以下であること。
122
123
4.5.5.1 代表３ループプラント
(1)解析条件
本解析の解析条件は事象進展が厳しくなるように選定している。主要解析条件を表4. 5. 5. 1-1に示す。評価項目及び解析コードが異なるものの、ソフトウェアCCFを考慮しない場合の解析との対比として、添付書類十解析での条件と比較する形で示している。評価項目解析条件への影響としては、熱水路保数に表れる。設計基準事故の添付書類十解析はDNBRを対象とした評価であり、冷却材条件の影響を受けるため、熱水路係数の設定に当たってはFWを対象としている。一方、CCF対策有効性評価では燃料健全性に関しては燃料被覆管温度を対象とした評価としているため、熱水路係数の設定に当たってはFoを対象としている。解析コードの違いによる解析条件への影響としては、各種反応度帰還効果に表れる。いずれの場合でも、解析コードの不確かさと取替炉心毎のばらつきを考慮して条件設定を行っているが、設計基準事故の添付書類十解析で用いているMARVELコードでは、炉心1点炉近似モデルによる中性子動特性計算のため、反応度係数もしくは反応度欠損を入力することで各種反応度帰還効果が評価されるのに対し、CCF対策有効性評価に用いた SPARKLE-2 コードでは、時間依存の2群拡散方程式モデルによる中性子動特性計算のため、各種反応度帰還効果は核定数（断面積）変化により評価される。また、解析コードの違いは熱水路係数の設定にも影響しており、設計基準事故の添付書類十解析では過渡解析によるパラメータを用いた静的計算により出力分布を評価しているのに対し、CCF対策有効性評価に用いたSPARKLE-2コードでは核定数(断面積)変化に基づき出力分布が評価される。そのほか、設計基準事故の解析では制御棒クラスタ１本が固着して炉心に挿入されない状態を想定しているが、保守的な設計想定であることからCCF対策有効性評価では固着想定をせず、停止余裕も制御棒全挿入状態に対応した値として設定した。
(2)解析結果
主要な事象クロノロジを表4. 5. 5. 1-2に、主要な解析結果を表4. 5. 5. 1-3に示す。また、主要なパラメータの事象進展中の推移を図4.5.5.1-1から図4.5.5.1-5に示す。これら事故経過の概要を以下に述べる。
124
主蒸気管破断発生により１次系の冷却が過剰となり、１次冷却材温度及び原子炉圧力が低下する。1次冷却材温度の低下に伴い、減速材密度反応度帰還効果による正の反応度添加がされ、原子炉は臨界に達して出力が上昇する。一方で、原子炉冷却材圧力は低下し続け、多様化設備による「原子炉圧力低」信号の作動限界値に到達し主蒸気隔離弁が閉止して健全側の主蒸気管が隔離されるとともに、多様化設備による「原子炉圧力異常低」信号の非常用炉心設備作動限界値にも到達し、非常用炉心冷却設備が作動する。多様化設備により起動する1台の高圧注入ポンプから、高濃度のほう酸水が１次冷却材低温側配管より注入され、ほう素の反応度帰還効果により原子炉出力は低下する。これら事象進展の間、臨界到達後の出力上昇が大きくなる方向ではあるものの、現実的想定により制御棒の１本固着を考慮していないこと、及び、現実的な反応度帰還効果により、燃料被覆管温度の最高値は約323℃にとどまる。また、原子炉冷却材圧カバウンダリに係る圧力については、１次冷却系の冷却により事象初期に圧力が一且低下するものの、高圧注入系からのほう酸水の注入や、炉心での熱発生で上昇に転する。炉心が未臨界となった後も高圧注入系の注入が続き、圧力が徐々に上昇するが、ポンプの締切圧力を加圧器透がし弁の設定圧力以下に設計しているため、原子炉圧力が過度に上昇することはなく、最高使用圧力の1. 2倍を下回る。このように、本事故とデジタル安全保護回路のソフトウェアCCFが重畳した場合でも判断基準を十分下回り、安全上の問題とはならないことを確認した。
125

126
127
129 130
4.5.5.2 代表４ループプラント
(1)解析条件
本解析の解析条件は事象進展が厳しくなるように選定している。主要解析条件を表4. 5. 5. 2–1に示す。評価項目及び解析コードが異なるものの、ソフトウェアCCFを考慮しない場合の解析との対比として、添付書類十解析での条件と比較する形で示している。評価項目解析条件への影響としては、熱水路保数に表れる。設計基準事故の添付書類十解析はDNBRを対象とした評価であり、冷却材条件の影響を受けるため、熱水路係数の設定に当たってはFWを対象としている。一方、CCF対策有効性評価では燃料健全性に関しては燃料被覆管温度を対象とした評価としているため、熱水路係数の設定に当たってはFoを対象としている。解析コードの違いによる解析条件への影響としては、各種反応度帰還効果に表れる。いずれの場合でも、解析コードの不確かさと取替炉心毎のばらつきを考慮して条件設定を行っているが、設計基準事故の添付書類十解析で用いているMARVELコードでは、炉心1点炉近似モデルによる中性子動特性計算のため、反応度係数もしくは反応度欠損を入力することで各種反応度帰還効果が評価されるのに対し、CCF対策有効性評価に用いた SPARKLE-2 コードでは、時間依存の2群拡散方程式モデルによる中性子動特性計算のため、各種反応度帰還効果は核定数（断面積）変化により評価される。また、解析コードの違いは熱水路係数の設定にも影響しており、設計基準事故の添付書類十解析では過渡解析によるパラメータを用いた静的計算により出力分布を評価しているのに対し、CCF対策有効性評価に用いたSPARKLE-2コードでは核定数(断面積)変化に基づき出力分布が評価される。そのほか、設計基準事故の解析では制御棒クラスタ１本が固着して炉心に挿入されない状態を想定しているが、保守的な設計想定であることからCCF対策有効性評価では固着想定をせず、停止余裕も制御棒全挿入状態に対応した値として設定した。
(2)解析結果
主要な事象クロノロジを表4. 5. 5. 2-2に、主要な解析結果を表4. 5. 5. 2-3に示す。また、主要なパラメータの事象進展中の推移を図4.5.5.2-1から図4.5.5.2-5に示す。これら事故経過の概要を以下に述べる。
132
主蒸気管破断発生により１次系の冷却が過剰となり、１次冷却材温度及び原子炉圧力が低下する。1次冷却材温度の低下に伴い、減速材密度反応度帰還効果による正の反応度添加がされ、原子炉は臨界に達して出力が上昇する。一方で、原子炉冷却材圧力は低下し続け、多様化設備による「原子炉圧力低」信号の作動限界値に到達し主蒸気隔離弁が閉止して健全側の主蒸気管が隔離されるとともに、多様化設備による「原子炉圧力低」信号の非常用炉心設備作動限界値にも到達し、非常用炉心冷却設備が作動する。多様化設備により起動する１台の高圧注入ポンプから、高濃度のほう酸水が１次冷却材低温側配管より注入され、ほう素の反応度帰還効果により原子炉出力は低下する。これら事象進展の間、臨界到達後の出力上昇が大きくなる方向ではあるものの、現実的想定により制御棒の１本固着を考慮していないこと、及び、現実的な反応度帰還効果により、燃料被覆管温度の最高値は約348℃にとどまる。また、原子炉冷却材圧力バウンダリに係る圧力については、１次冷却系の冷却により事象初期に圧力が一且低下するものの、高圧注入系からのほう酸水の注入や、炉心での熱発生で上昇に転する。炉心が未臨界となった後も高圧注入系の注入が続き、圧力が徐々に上昇するが、ポンプの締切圧力を加圧器透がし弁の設定圧力以下に設計しているため、原子炉圧力が過度に上昇することはなく、最高使用圧力の1. 2倍を下回る。このように、本事故とデジタル安全保護回路のソフトウェアCCFが重畳した場合でも判断基準を十分下回り、安全上の問題とはならないことを確認した。
133

134
135
137 138
139
4.5.6制御棒飛び出し
この事故は原子炉が臨界又は臨界近傍にあるときに、制御棒駆動系あるいは同ハウジングの破損により制御棒クラスタ１本が炉心外に飛び出し、急激な反応度の添加と出力分布変化を生ずる事象を想定する。高温零出力時からの飛び出しは、反応度の添加が１ドルを超えるので、反応度投入事象となる。この事故では、制御棒駆動装置の圧力ハウジングの破断により１次冷却材の系外への流出を生ずる可能性があるものの、破断口の大きさは１次冷却材管両端破断に比較して十分小さい。一方、正の反応度添加による出力の急上昇及び飛び出した制御棒クラスタ近辺でのピーキング（熱水路係数）の増大のために、ホットチャンネルにおける燃料棒及び被覆管の損傷が生じるか否かが問題となる。また、原子炉圧力についても、出力の急上昇に伴い上昇するので、１次冷却材圧力バウンダリの健全性が問題となるが、制御棒ハウジングの破損に伴い、１次冷却材の圧力低下及び減圧沸騰による負の反応度効果が生じる。この事故による原子炉出力の上昇は、負のドップラ係数による反応度帰還効果によって抑制され、更に原子炉保護設備の動作により、原子炉は自動停止し、事故は炉心に過度の損傷を与えることなく終止できる。本事故とデジタル安全保護回路のソフトウェアCCFが重畳した場合、本設の原子炉保護系の動作には期待できないが、多様化設備により原子炉保護設備が作動し、事故は安全に終止できる。本事故の事象進展を図4. 5. 6-1に示す。多様化設備の有効性確認の判断基準としては、4.1にて述べたとおり、設計基準事故に対して適用される以下の判断基準を準用する。 a. 原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力は、最高使用圧力の1. 2倍以下であること。 b.周辺の公衆に対し、著しい放射線被ばくのリスクを与えないこと。並びに（反応度投入事象となる高温零出力の解析に対し、）「発電用軽水型原子炉施設の反応度投入事象に関する評価指針」（以下、「RIE指針」という。）及び原子炉安全基準専門部会報告書「発電用軽水型原子炉施設の反応度投入事象における燃焼の進んだ燃料の取扱いについて」（以下、「RIE報告書」という。）に
140
示された、以下の判断基準も適用する。
c.燃料エンタルピ（ペレット半径方向平均）の最大値は、非断熱計算で圧力波発生限界791kJ/kg  (189ca1/g)  (UO 2燃料)／770kJ/kg  (184ca1/g)  (MOX燃料)を超えないこと。 (注1) d. 浸水燃料の破裂に加えて、PCMI破損による衝撃圧力等の発生を重貫しても原子炉停止能力及び原子炉圧力容器の健全性を損なわないこと。 (推2)これらに加え、被覆管形状維持の確認として、 e. 被覆管最高温度は1, 200℃以下及びジルコニウムー水反応量は15%以下であることも合わせて判断基準とする。ここで、判断基準b.のための放出放射能量評価に当たっては、 • 高温全出力からの制御棒飛び出しにおけるDNB燃料棒本数の割合(DNBRが許容限界値を下回る燃料棒は、破損するものとして扱う。) ・高温零出力からの制御棒飛び出しにおけるPCMI破損燃料の割合(ピーク出力部燃料エンタルピの増分が、「RIE報告書」に示されたPCMI破損しきい値のめやすを超える燃料棒は、破損するものとして扱う。）を求め、その中から最大のものを使用する。なお、放出放射能量評価の前提条件に変更が生じないことの確認として、以下についても確認を行う。 b’。高温全出力からの制御棒飛び出しにおいて、燃料ペレットの溶融が生じないこと（燃料中心温度が溶融点未満であること） b”.反応度投入事象である高温零出力からの制御棒飛び出しにおいて、燃料エンタルピが運転時の異常な過渡変化における判断基準である燃料の許容設計限界712kJ/kg (170cal/g)を超えないこと(燃料被覆管の溶融及び脆性に起因する燃料破損が生じないことの確認)
141
(注1)：「制御棒飛び出し」における燃料エンタルピの制限値（判断基準c. ）は、ペレットの溶融及び蒸発に起因する燃料破損によってもたらされる圧力波等の機械的エネルギの発生を防止し、炉心及び原子炉圧力バウンダリの健全性を確保することを意図したものであり、圧力波発生限界と呼ばれる。 「RIE報告書」において同制限値は、963kJ/kg（230ca1/g）からペレット融点低下分相当のエンタルピを差し引いた値とすることが妥当としており、具体的には、ガドリニア入り燃料も含むウラン燃料では、燃焼が最も進んだペレットの融点低下及び10wt％ガドリニア添加によるペレット融点低下を考慮すると、 791kJ/kg (189ca1/g) 、またウラン・プルトニウム混合酸化物燃料では、燃焼が最も進んだペレットの融点低下及びプルトニウム添加によるペレット融点低下を考慮すると、770kJ/kg (184cal/g)が制限値となる。 (注2)：浸水燃料の破裂限界及びPCMI破損しきい値のめやすは、以下の値を使用する。浸水燃料の破裂限界［「RIE指針」より］；ピーク出力部の燃料エンタルピで、272kJ/kg (65cal/g) PCMI破損しきい値のめやす［「RIE報告書」より］；ペレット燃焼度2500MWd/t未満ピーク出力部燃料エンタルピの増分　460kJ/kg (110ca1/g)ペレット燃焼度25000Wd/t以上40000Wd/t未満ピーク出力部燃料エンタルピの増分 356kJ/kg (85cal/g)ペレット燃焼度4000MWd/t以上65000MWd/t未満ピーク出力部燃料エンタルピの増分 209kJ/kg (50ca1/g)ペレット燃焼度6500MWd/t以上75000MWd/t程度までピーク出力部燃料エンタルピの増分　167kJ/kg (40cal/g)　 (暫定)
142
143
4.5.6.1 代表３ループプラント
(1)解析条件
サイクル初期高温全出力、及び、サイクル末期高温零出力を対象に評価を実施する。本解析の解析条件は事象進展が厳しくなるように適定している。主要解析条件を表4. 5. 6. 1-1に示す。解析コードが異なるものの、ソフトウェアCCFを考慮しない場合の解析との対比として、添付書類十解析での条件と比較する形で示している。解析コードの違いによる解析条件への影響としては、各種反応度帰還効果に表れる。いずれの場合でも、解析コードの不確かさと取替炉心毎のばらつきを考慮して条件設定を行っているが、SPARKLE-2コードでは出力分布を精欲に評価するため、反応度帰還効果により出力上昇を緩和する効果が大きい。そのほか、設計基準事故の解析では減圧に伴う減速材密度反応度帰還効果を保守的に無視するため、原子炉容器頂部からの冷却材の漏えいは考慮していない。一方、CCF対策有効性評価では、現実的な想定として原子炉容器頂部からの冷却材の漏えいによる滅圧効果を考慮している。
(2)解析結果
主要な事象クロノロジを表4. 5. 6. 1-2と表4. 5. 6. 1-3に、主要な解析結果を表4. 5. 6. 1-4と表4. 5. 6. 1-5に示す。また、主要なパラメータの事象進展中の推移を図4.5.6.1-1から図4.5.6.1-14に示す。これら事故経過の概要を以下に述べる。制御棒飛び出しにより大きな正の反応度が添加されると同時に、原子炉容器頂部から１次冷却材の漏えいが生じる。制御棒飛び出し直後の出力上昇は、ドップラ反応度帰還効果によって抑えられる。ドップラ反応度帰還効果によって炉心出力が急激に減少した以降は、原子炉容器頂部からの冷却材漏えいによる原子炉圧力の低下に伴い、減速材密度反応度帰還効果による負の反応度添加によって炉心出力は徐々に低下する。原子炉圧力が多様化設備の「原子炉圧力低」保護限界値に到達し、制御棒クラスタが落下を開始することにより自動停止する。サイクル初期高温全出力からの制御棒飛び出しでは、中性子束の最大値は、定格出力運転時の約1.4倍に達する。しかしながら、原子炉容器頂部からの冷却材の漏えいにより減圧が生じるため、原子炉圧力は有意に上昇せず、判断基準（4.5.6 a項）を満足する。中性子束の上昇及び冷却材の漏えいにより、炉心冷却の状態としては悪化する方向ではあるものの、最適評価コードにより出力分布を精緻に評価することで、反応度帰還効果の働きが大きくなり、飛び出し直後の出力上昇は添付書類十解析の結果よりも緩和されている。このとき、熱点の燃料ペレット中心温度の最大値はU0,燃料で約2376℃、MOX燃料で約2350℃であり、原子炉トリップが遅れたことで添付書類十解析の結果よりも高くなるが、融点に対しては十分に裕度があり、燃料ペレットの溶融は起こらない（4. 5. 6 b '項)。また、燃料被覆管温度の最大値はU02燃料で約408℃、MOX燃料で約408℃であり、判断基準（4.5.6 e項）を満足している。サイクル末期高温零出力からの制御棒飛び出しでは、中性子束のピーク値は、定格出力運転時の約87倍に達する。しかしながら、原子炉容器頂部からの冷却材の漏えいにより減圧が生じるため、原子炉圧力は有意に上昇せず、判断基準（4.5.6 a項）を満足する。中性子束の上昇及び冷却材の漏えいにより、炉心冷却の状態としては悪化する方向ではあるものの、最適評価コードにより出力分布を精緻に評価することで、反応度帰還効果の働きが大きくなり、飛び出し直後の出力上昇は添付書類十解析の結果よりも緩和されている。このとき、燃料エンタルピの最大値はUO₂燃料で約393kJ/kg、MOX燃料で約394kJ/kgで圧力波発生限界の基準値（4.5.6 c項）以内であり、ペレットの溶融及び蒸発に起因する燃料破損を生じない。さらに、燃料の許容設計限界712kJ/kg（4.5.6 b"項）も下回るため、燃料被覆管の溶融及び脆性に起因する燃料破損も生じない。このときのピーク出力部燃料エンタルピは添付十解析よりも低くなっており、このピーク出力部燃料エンタルピの結果を基に評価している浸水燃料の破裂とPCMI破損を重畳させた場合の衝撃圧力についても添付書類十解析よりも低くなることから判断基準（4.5.6 d項）も満足する。また、燃料被覆管温度の最大値はそれぞれU0₂燃料で約878℃、MOX燃料で約890℃であり判断基準（4.5.6 e項）を満足している。放射線被ばくリスクに関する判断基準（4.5.6 b項）が満足されることについては4. 6. 3. 5項にて述べる。ここで、放出放射能量評価の条件となる破損燃料割合に
145
関して、高温零出力からの制御棒飛び出しにおける破損燃料割合が添付書類十解析を超えないことは前述の通りである。また、高温全出力からの制御棒飛び出しについては、図4. 5. 6. 1-5及び図4. 5. 6. 1-7で燃料被覆管温度は過度に上昇しておらず、事象期間中にDNBRが許容限界値を下回っていないことを意味している。これらより、放出放射線量評価の条件となる燃料破損量は添付書類十解析を超えないことが言える。このように、本事故とデジタル安全保護回路のソフトウェアCCFが重畳した場合でも判断基準を十分下回り、安全上の問題とはならないことを確認した。
146

147
148
149
表4. 5. 6. 1-3   制御棒飛び出し（サイクル末期高温寮出力）+ソフトウェアCCFの主要事象クロノロジ（代表３ループプラント）
表4. 5. 6. 1–5  制御棒飛び出し（サイクル末期高温奪出力）+
しきい値のめやすは4. 5. 6 (注2)を参照152 153 154
155
156 157 158
159
4.5.6.2   代表４ループプラント
(1)解析条件
サイクル初期高温全出力、及び、サイクル末期高温零出力を対象に評価を実施する。本解析の解析条件は事象進展が厳しくなるように適定している。主要解析条件を表4. 5. 6. 1–2に示す。解析コードが異なるものの、ソフトウェアCCFを考慮しない場合の解析との対比として、添付書類十解析での条件と比較する形で示している。解析コードの違いによる解析条件への影響としては、各種反応度帰還効果に表れる。いずれの場合でも、解析コードの不確かさと取替炉心毎のばらつきを考慮して条件設定を行っているが、SPARKLE-2コードでは出力分布を精欲に評価するため、反応度帰還効果により出力上昇を緩和する効果が大きい。そのほか、設計基準事故の解析では減圧に伴う減速材密度反応度帰還効果を保守的に無視するため、原子炉容器頂部からの冷却材の漏えいは考慮していない。一方、CCF対策有効性評価では、現実的な想定として原子炉容器頂部からの冷却材の漏えいによる滅圧効果を考慮している。
(2)解析結果
主要な事象クロノロジを表4. 5. 6. 2-2と表4. 5. 6. 2-3に、主要な解析結果を表4. 5. 6. 2–4と表4. 5. 6. 2–5に示す。また、主要なパラメータの事象進展中の推移を図4.5.6.2-1から図4.5.6.2-10に示す。これら事故経過の概要を以下に述べる。制御棒飛び出しにより大きな正の反応度が添加されると同時に、原子炉容器頂部から１次冷却材の漏えいが生じる。制御棒飛び出し直後の出力上昇は、ドップラ反応度帰還効果によって抑えられる。ドップラ反応度帰還効果によって炉心出力が急激に減少した以降は、原子炉容器頂部からの冷却材漏えいによる原子炉圧力の低下に伴い、減速材密度反応度帰還効果による負の反応度添加によって炉心出力は徐々に低下する。原子炉圧力が多様化設備の「原子炉圧力低」保護限界値に到達し、制御棒クラスタが落下を開始することにより自動停止する。サイクル初期高温全出力からの制御棒飛び出しでは、中性子束の最大値は、定格
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出力運転時の約1.2倍に達する。しかしながら、原子炉容器頂部からの冷却材の漏えいにより減圧が生じるため、原子炉圧力は有意に上昇せず、判断基準（4.5.6 a項）を満足する。中性子束の上昇及び冷却材の漏えいにより、炉心冷却の状態としては悪化する方向ではあるものの、最適評価コードにより出力分布を精緻に評価することで、反応度帰還効果の働きが大きくなり、飛び出し直後の出力上昇は添付書類十解析の結果よりも緩和されている。このとき、熱点の燃料ペレット中心温度の最大値は約2357℃であり、原子炉トリップが遅れることて燃料中心温度が厳しくなる効果よりも、飛び出し直後の出力上昇が緩和される効果の方が大きく添付書類十解析より低い結果であり、燃料ペレットの溶融は起こらない(4.5.6 b'項)。また、燃料被覆管温度の最大値は約409℃であり判断基準（4.5.6 e項）を満足している。サイクル末期高温零出力からの制御棒飛び出しでは、中性子束のピーク値は、定格出力運転時の約34倍に達する。しかしながら、原子炉容器頂部からの冷却材の漏えいにより液圧が生じるため、原子炉圧力は有意に上昇せず、判断基準（4.5.6 a項）を満足する。中性子束の上昇及び冷却材の漏えいにより、炉心冷却の状態としては悪化する方向ではあるものの、最適評価コードにより出力分布を精緻に評価することで、反応度帰還効果の働きが大きくなり、飛び出し直後の出力上昇は添付書類十解析の結果よりも緩和されている。このとき、燃料エンタルピの最大値は約334kJ/kgで圧力波発生限界の基準値（4.5.6 ｃ項）以内であり、ペレットの溶融及び蒸発に起因する燃料破損を生じない。さらに、燃料の許容設計限界712kJ/kg (4.5.6 b”項）も下回るため、燃料被覆管の溶融及び脆性に起因する燃料破損も生じない。このときのピーク出力部燃料エンタルピは添付十解析よりも低くなっており、このピーク出力部燃料エンタルピの結果を基に評価している浸水燃料の破裂とPCMI破損を重量させた場合の衝撃圧力についても添付書類十解析よりも低くなることから判断基準（4.5.6 d項）も満足する。また、燃料被覆管温度の最大値は約824℃であり判断基準（4.5.6 e項）を満足している。放射線被ばくリスクに関する判断基準（4.5.6 b項）が満足されることについては4. 6. 3. 5項にて述べる。ここで、放出放射能量評価の条件となる破損燃料割合に
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関して、高温零出力からの制御棒飛び出しにおける破損燃料割合が添付書類十解析を超えないことは前述の通りである。また、高温全出力からの制御棒飛び出しについては、図4. 5. 6. 2-5で燃料被覆管温度は過度に上昇しておらず、事象期間中にDNBRが許容限界値を下回っていないことを意味している。これらより、放出放射線量評価の条件となる燃料破損量は添付書類十解析を超えないことが言える。このように、本事故とデジタル安全保護回路のソフトウェアCCFが重畳した場合でも判断基準を十分下回り、安全上の問題とはならないことを確認した。
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表4. 5. 6. 2–3   制御棒飛び出し（サイクル末期高温寒出力）+ソフトウェアCCFの主要事象クロノロジ（代表４ループプラント）
表4. 5. 6. 2–5  制御棒飛び出し（サイクル末期高温奪出力）＋
しきい値のめやすは4. 5. 6 (注2)を参照168 169
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