東京電力株式会社福島第一原子力発電所における事故を踏まえた泊発電所1号機の安全性に関する総合評価(一次評価)の結果について(報告) 添付5-(3)

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度 3 となり, 例えば, 原子力発電プラントの基本安全原則(INSAG-12) (IAEA 国際原子力安全諮問委員会,1999) が示す目標 ( 既設炉に対して 10-4 / 炉年以下, 新設炉に対して 10-5 / 炉年以下 ) と比較しても, これを十分に下回るものであり, 本原子炉施設の安全

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「新規制基準の考え方について」の考察

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(2) 地震発生時の状況地震発生時の運転状況ですが 現在 20 清掃工場で40 炉が稼動していますが 地震発生当日は32 炉が稼動しており 8 炉は定期補修や中間点検のため停止していました 地震後は設備的な故障で停止したのが2 炉ありまして 32 炉稼動していたうち2 炉が停止したというのが地震発生

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消火活動のため 消防自動車隊を中心とする消火班をはじめ 避難誘導班や救護班からなる自衛消防 隊を組織しており 夜間休日においても 11 名以上が初期消火活動にあたることにしています 火災が起こった場合 まず火災感知器の感知等により中央制御室の当直長 ( 常駐 ) に連絡が入ります 当直長は 発電所内

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2001年1月22日

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原子力の安全性向上に向けた  取り組みについて

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資料 女川原子力発電所 2 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 29 年 12 月 東北電力株式会社 枠囲みの内容は商業機密又は防護上の観点から公開できません

たことを確認 なお 漏れた水は純水 ( 表面線量率は周辺の雰囲気線量率と同等 ) であり 付近に排水溝はないため 海への流出はないと思われる 1 月 28 日午前 10 時 29 分頃 当社社員が原子炉注水系のパトロールにおいて 現在待機中の原子炉注水用の常用高台炉注ポンプ (B) 近くのベント弁よ

たことを確認 なお 漏れた水は純水 ( 表面線量率は周辺の雰囲気線量率と同等 ) であり 付近に排水溝はないため 海への流出はないと思われる 1 月 28 日午前 10 時 29 分頃 当社社員が原子炉注水系のパトロールにおいて 現在待機中の原子炉注水用の常用高台炉注ポンプ (B) 近くのベント弁よ

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報告会の開催状況 当社は 東京電力株式会社の福島第一原子力発電所での事故を踏まえて様々な安全対策を実施しており これらについて 発電所の周辺にお住いの皆さまにご報告させて頂くため 東海発電所 東海第二発電所の状況報告会を開催しています この報告会は 当社社員が発電所周辺の15 市町村に直接お伺し 平

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Transcription:

添付 5-(3)-1 起因事象 : 主給水喪失 ( 外部電源なし ) 主給水喪失 ( 外部電源なし ) 2.43 18.3m 原子炉停止 ( 電動またはタービン動 ) * 1 フィードアンドブリードシナリオ 高圧注入による原子炉への給水 充てん系によるほう酸の添加 * 1 フィードアンドブリードシナリオへ移行 加圧器逃がし弁による熱放出 余熱除去系による冷却 *1 フィードアンドブリードシナリオへ移行 格納容器スプレイによる格納容器除熱 冷却 * 1 フィードアンドブリードシナリオへ移行 余熱除去ポンプによるブースティング パス 1 高圧注入による再循環炉心冷却 本収束シナリオの重畳に対する耐力は ( ) と特定される 格納容器スプレイによる再循環格納容器冷却 冷却 パス 2 本収束シナリオの重畳に対する耐力は ( ) と特定される * 2 緊急安全対策シナリオ ( タービン動 ( 仮設ポンプによる補助給水タンクへの給水を含む )) 2.40 ( 手動 現場 ) 蓄圧注入によるほう酸水の給水 移動発電機車による給電 冷却 パス 3 本収束シナリオの重畳に対する耐力は ( ) と特定される 各シナリオの重畳に対する耐力の評価結果 ( 重畳 : ( 地震による起因事象をベースとした評価 ))

添付 5-(3)-2 (1/2) 起因事象 : 2.43 18.3m 原子炉停止 ( 電動またはタービン動 ) ( 自動 / 手動 中央制御室 ) * 1 フィードアンドブリードシナリオ 高圧注入による原子炉への給水 充てん系によるほう酸の添加 * 1 フィードアンドブリードシナリオへ移行 加圧器逃がし弁による熱放出 余熱除去系による冷却 *1 フィードアンドブリードシナリオへ移行 格納容器スプレイによる格納容器除熱 冷却 * 1 フィードアンドブリードシナリオへ移行 余熱除去ポンプによるブースティング パス 1 高圧注入による再循環炉心冷却 本収束シナリオの重畳に対する耐力は ( ) と特定される 格納容器スプレイによる再循環格納容器冷却 冷却 パス 2 本収束シナリオの重畳に対する耐力は ( ) と特定される * 2 緊急安全対策シナリオ ( タービン動 ( 仮設ポンプによる補助給水タンクへの給水を含む )) 2.40 ( 手動 現場 ) 蓄圧注入によるほう酸水の給水 移動発電機車による給電 冷却 パス 3 本収束シナリオの重畳に対する耐力は ( ) と特定される 各シナリオの重畳に対する耐力の評価結果 ( 重畳 : ( 津波による起因事象をベースとした評価 ))

添付 5-(3)-2 (2/2) 起因事象 : 補機冷却水の喪失主給水喪失過渡事象 補機冷却水の喪失主給水喪失過渡事象 2.43 18.3m 原子炉停止 () () ( 電動またはタービン動 ( 仮設ポンプによる補助給水タンクへの給水を含む )) 原子炉補機冷却水系の回復 ( 自動 / 手動 中央制御室 ) ( 手動 現場 ) * 1 フィードアンドブリードシナリオへ移行 充てん系によるほう酸の添加 蓄圧注入によるほう酸水の給水 余熱除去系による冷却 *1 フィードアンドブリードシナリオへ移行 冷却 冷却 * 1 フィードアンドブリードシナリオへ移行 原子炉補機冷却水系の回復 * 1 フィードアンドブリードシナリオ 高圧注入による原子炉への給水 加圧器逃がし弁による熱放出 格納容器スプレイによる格納容器除熱 余熱除去ポンプによるブースティング 高圧注入による再循環炉心冷却 格納容器スプレイによる再循環格納容器冷却 冷却 破線は一度機能喪失した緩和系は回復しないという前提において 起因事象発生と同時に喪失するパスを示すもの * 2 緊急安全対策シナリオ 2.40 ( タービン動 ( 仮設ポンプによる補助給水タンクへの給水を含む )) ( 手動 現場 ) 蓄圧注入によるほう酸水の給水 移動発電機車による給電 冷却 パス 1 本収束シナリオの重畳に対する耐力は ( ) と特定される なお ( ) 内に記載しているものは 当該シナリオにおいて する緩和系の耐力を示したものであり シナリオの耐力の特定には関係しないが 参考として記載したものである 各シナリオの重畳に対する耐力の評価結果 ( 重畳 : ( 津波による起因事象をベースとした評価 ))

添付 5-(3)-3 起因事象 : 主給水喪失 ( 外部電源なし ) 主給水喪失 ( 外部電源なし ) 2.43 18.3m 原子炉停止 ( 電動またはタービン動 ) * 1 フィードアンドブリードシナリオ 高圧注入による原子炉への給水 充てん系によるほう酸の添加 余熱除去系による冷却 *1 フィードアンドブリードシナリオへ移行 * 1 フィードアンドブリードシナリオへ移行 加圧器逃がし弁による熱放出 格納容器スプレイによる格納容器除熱 冷却 * 1 フィードアンドブリードシナリオへ移行 余熱除去ポンプによるブースティング パス 1 高圧注入による再循環炉心冷却 本収束シナリオの重畳に対する耐力は ( ) と特定される 格納容器スプレイによる再循環格納容器冷却 冷却 パス 2 本収束シナリオの重畳に対する耐力は ( ) と特定される 各シナリオの重畳に対する耐力の評価結果 ( 重畳 : ( 地震による起因事象をベースとした評価 )) = 緊急安全対策前 =

添付 5-(3)-4 (1/2) 起因事象 : 2.43 18.3m 原子炉停止 ( 電動またはタービン動 ) (j 自動 / 手動 中央制御室 ) * 1 フィードアンドブリードシナリオ 高圧注入による原子炉への給水 充てん系によるほう酸の添加 余熱除去系による冷却 *1 フィードアンドブリードシナリオへ移行 * 1 フィードアンドブリードシナリオへ移行 加圧器逃がし弁による熱放出 格納容器スプレイによる格納容器除熱 冷却 * 1 フィードアンドブリードシナリオへ移行 余熱除去ポンプによるブースティング パス 1 高圧注入による再循環炉心冷却 本収束シナリオの重畳に対する耐力は ( ) と特定される 格納容器スプレイによる再循環格納容器冷却 冷却 パス 2 本収束シナリオの重畳に対する耐力は ( ) と特定される 各シナリオの重畳に対する耐力の評価結果 ( 重畳 : ( 津波による起因事象をベースとした評価 )) = 緊急安全対策前 =

添付 5-(3)-4 (2/2) 起因事象 : 補機冷却水の喪失主給水喪失過渡事象 補機冷却水の喪失主給水喪失過渡事象 2.43 18.3m 原子炉停止 () () ( 電動またはタービン動 ) 原子炉補機冷却水系の回復 ( 自動 / 手動 中央制御室 ) 充てん系によるほう酸の添加 余熱除去系による冷却 *1 フィードアンドブリードシナリオへ移行 * 1 フィードアンドブリードシナリオへ移行 冷却 * 1 フィードアンドブリードシナリオへ移行 原子炉補機冷却水系の回復 * 1 フィードアンドブリードシナリオ 高圧注入による原子炉への給水 加圧器逃がし弁による熱放出 格納容器スプレイによる格納容器除熱 余熱除去ポンプによるブースティング 高圧注入による再循環炉心冷却 格納容器スプレイによる再循環格納容器冷却 冷却 破線は一度機能喪失した緩和系は回復しないという前提において 起因事象発生と同時に喪失するパスを示すもの 本イベントツリーのパスは存在しない なお ( ) 内に記載しているものは 当該シナリオにおいて する緩和系の耐力を示したものであり シナリオの耐力の特定には関係しないが 参考として記載したものである 各シナリオの重畳に対する耐力の評価結果 ( 重畳 : ( 津波による起因事象をベースとした評価 )) = 緊急安全対策前 =

添付 5-(3)-5 起因事象 :SFP 冷却機能喪失 ( 外部電源なし ) SFP 冷却機能喪失 ( 外部電源なし ) 燃料取替用水ポンプによる注水 燃料取替用水タンクによる水源の確保 冷却 パス 1 * 仮設ポンプによる注水シナリオへ移行 本収束シナリオの重畳に対する耐力は ( ) と特定される * 仮設ポンプによる注水シナリオへ移行 31.0m 仮設ポンプによる注水 冷却 * 仮設ポンプによる注水シナリオ パス 2 本収束シナリオの重畳に対する耐力は (- 31.0m) と特定される 各シナリオの重畳に対する耐力の評価結果 ( 重畳 :SFP ( 地震による起因事象をベースとした評価 ))

添付 5-(3)-6 (1/2) 起因事象 : 1.0 未満 SFP 冷却系による冷却 冷却 燃料取替用水ポンプによる注水 パス 1 - 本収束シナリオの重畳に対する耐力は ( 冷却パス2 ) と特定される 燃料取替用水タンクによる水源の確保 * 仮設ポンプによる注水シナリオへ移行 本収束シナリオの重畳に対する耐力は (1.0 未満 ) と特定される * 仮設ポンプによる注水シナリオへ移行 31.0m 冷却 パス 3 本収束シナリオの重畳に対する耐力は (- 31.0m) と特定される 仮設ポンプによる注水 * 仮設ポンプによる注水シナリオ 各シナリオの重畳に対する耐力の評価結果 ( 重畳 :SFP ( 津波による起因事象をベースとした評価 ))

添付 5-(3)-6 (2/2) 起因事象 : 補機冷却水の喪失 SFP 冷却機能喪失 補機冷却水の喪失 SFP 冷却機能喪失 () () SFP 冷却系による冷却 冷却 燃料取替用水ポンプによる注水 燃料取替用水タンクによる水源の確保 * 仮設ポンプによる注水シナリオへ移行 冷却 * 仮設ポンプによる注水シナリオへ移行 31.0m 冷却 パス 1 本収束シナリオの重畳に対する耐力は (- 31.0m) と特定される 仮設ポンプによる注水 * 仮設ポンプによる注水シナリオ 破線は一度機能喪失した緩和系は回復しないという前提において 起因事象発生と同時に喪失するパスを示すもの なお ( ) 内に記載しているものは 当該シナリオにおいて する緩和系の耐力を示したものであり シナリオの耐力の特定には関係しないが 参考として記載したものである 各シナリオの重畳に対する耐力の評価結果 ( 重畳 :SFP ( 津波による起因事象をベースとした評価 ))

添付 5-(3)-7 起因事象 :SFP 冷却機能喪失 ( 外部電源なし ) SFP 冷却機能喪失 ( 外部電源なし ) 燃料取替用水ポンプによる注水 - 燃料取替用水タンクによる水源の確保 冷却 パス 1 本収束シナリオの重畳に対する耐力は ( ) と特定される 各シナリオの重畳に対する耐力の評価結果 ( 重畳 :SFP ( 地震による起因事象をベースとした評価 )) = 緊急安全対策前 =

添付 5-(3)-8 (1/2) 起因事象 : 1.0 未満 SFP 冷却系による冷却 冷却 パス 1 本収束シナリオの重畳に対する耐力は (1.0 未満 ) と特定される - 燃料取替用水タンクによる水源の確保 冷却 パス 2 本収束シナリオの重畳に対する耐力は ( ) と特定される 燃料取替用水ポンプによる注水 各シナリオの重畳に対する耐力の評価結果 ( 重畳 :SFP ( 津波による起因事象をベースとした評価 )) = 緊急安全対策前 =

添付 5-(3)-8 (2/2) 起因事象 : 補機冷却水の喪失 SFP 冷却機能喪失 補機冷却水の喪失 SFP 冷却機能喪失 () () SFP 冷却系による冷却 冷却 燃料取替用水タンクによる水源の確保 冷却 燃料取替用水ポンプによる注水 本イベントツリーのパスは存在しない 破線は一度機能喪失した緩和系は回復しないという前提において 起因事象発生と同時に喪失するパスを示すもの なお ( ) 内に記載しているものは 当該シナリオにおいて する緩和系の耐力を示したものであり シナリオの耐力の特定には関係しないが 参考として記載したものである 各シナリオの重畳に対する耐力の評価結果 ( 重畳 :SFP ( 津波による起因事象をベースとした評価 )) = 緊急安全対策前 =