伊方発電所3号炉指摘事項に対する回答一覧表（本日回答分）資料 1－1

資料１－１
伊方発電所３号炉指摘事項に対する回答一覧表
（本日回答分）
No.
0725-07
指摘事項
回答
【１．（２）全交流動力電源喪失（ＲＣＰシールＬＯＣＡあり）、１．（３）原子炉補機冷却機
能喪失】
平成 27 年 2 月 5 日
資料 1-2-1
P.4～7
資料 1-2-2
補足Ⅰ
斜面崩壊を考慮した、アクセスルートの検討において、移動式クレ
ーンによる吊り降ろし作業の計画は整っているか。また、あらかじめ
軽油を EL.10m に貯蔵することを検討してはどうか。
【１．（４）原子炉格納容器の除熱機能喪失】
0815-07
ＣＶスプレイ作動失敗等、期待される機器の作動に対する運転員
の確認行為について、全事象を対象に整理すること。
【３．（１）SFP の冷却機能又は注水機能が喪失することにより，SFP 内の水の温度が
上昇し，蒸発により水位が低下する事故】
0822-01
ＳＦＰへの給水ルートについて、代替給水配管を用いた給水ルート
以外に、ホースにて直接注水するルート等他の給水ルートについ
ても記載すること。
平成 27 年 2 月 5 日
資料 1-2-1
P.8～9
資料 1-2-2
補足Ⅱ
平成 27 年 2 月 5 日
資料 1-2-1
P.10
【重大事故等対策基準適合性の整理について】
0123-01
0213-01
重要事故シーケンスの収束シナリオと技術的能力基準の各条文と
のマトリクス表を作成し、重要事故シーケンスの収束に必要な対応
手順が整備されていることを示すこと。
平成 27 年 2 月 5 日
資料 1-2-1
P.11
【燃料体等取扱施設及び貯蔵施設について】
平成 27 年 2 月 5 日
資料 1-2-1
P.12～14
資料 1-2-2
補足Ⅲ
ＳＡ時に使用する可搬型フロート式水位計について、水位が異常
に低下する状況においても設置が可能であるか、成立性について
説明すること。
【燃料体等取扱施設及び貯蔵施設について】
0213-03
ＳＡ時に使用する可搬型使用済燃料ピットエリアモニタの設置手順
について説明すること。
1/28
平成 27 年 2 月 5 日
資料 1-2-1
P.15～16
資料 1-2-2
補足Ⅲ
No.
指摘事項
回答
【重大事故発生時における手順・体制の整備について】
1219-01
事象ベースと安全機能ベースマニュアルの役割、優先順位の考え
方について、具体例を示して説明のこと。また、一方のマニュアル
を使いつつ他のマニュアルに移行するのか、一つのマニュアルを
使い続けるのか、マニュアルの体系の考え方について整理の上、
説明すること。
平成 27 年 2 月 5 日
資料 1-2-1
P.17～19
資料 1-2-2
補足Ⅳ
【重大事故発生時における手順・体制の整備について】
1219-02
自主設置設備を含めたバックアップ設備について、何を優先的に
使用するのか、また判断のプロセスはどのようになっているのか説
明すること。
平成 27 年 2 月 5 日
資料 1-2-1
P.20～21
【重大事故発生時における手順・体制の整備について】
1219-03
技術的能力に係る審査基準の解釈によると、ＳＢＯ及び常設直流
電源系統の喪失、安全系の機器若しくは計器類の多重故障又は
複数号機の同時被災を含めて想定した上で手順書を整備すること
との要求事項となっている。東京電力福島第一原子力発電所の事
故教訓を踏まえて、どのような視点で手順書を作成したのか説明
のこと。
【重大事故発生時に係る教育訓練について】
0227-01
伊方発電所以外の要員に対する教育、訓練について説明するこ
と。支援組織の訓練内容については、その役割を踏まえて具体的
に説明すること。
平成 27 年 2 月 5 日
資料 1-2-1
P.22～23
資料 1-2-2
補足Ⅴ
平成 27 年 2 月 5 日
資料 1-2-1
P.24～25
資料 1-2-2
補足Ⅵ，Ⅶ
【重大事故発生時に係る教育訓練について】
0227-02
各手順間の連携について、多くの操作手順を包含する事故シナリ
オ（全交流電源喪失、格納容器過圧破損）を用いて確認できるとし
ていることについて、運転員と１つの活動班の連携でも、短時間で
実施する必要がある事故シナリオや複雑な作業を含む事故シナリ
オも包含できることを総合訓練の流れの中で整理して説明するこ
と。
【重大事故発生時に係る教育訓練について】
0227-03
協力会社従業員に対する教育訓練について、契約体系も含めて
説明すること。
【技術的能力に関する審査指針への適合性について】
14-1225-01
運転及び保守を行うために必要となる専門知識及び技術・技能を
有する技術者の確保に係る今後の方針について具体的に説明す
ること。
2/28
平成 27 年 2 月 5 日
資料 1-2-1
P.26～27
資料 1-2-2
補足Ⅶ
平成 27 年 2 月 5 日
資料 1-2-1
P.28
資料 1-2-2
補足Ⅶ
平成 27 年 2 月 5 日
資料 1-2-1
P.29～30
資料 1-2-2
補足Ⅷ
No.
指摘事項
【CV 関連共通課題】
0227-04-02 格納容器再循環サンプスクリーンの閉塞への対応について説明
すること。
【格納容器スプレイ系統における単一故障について】
14-0805-01
影響評価解析において解析条件を変更していることを踏まえて、
設置変更許可申請書添付書類十の評価としての扱いを整理する
こと。
3/28
回答
平成 27 年 2 月 5 日
資料 1-2-1
P.31
資料 1-2-2
補足Ⅸ，Ⅹ，Ⅺ
平成 27 年 2 月 5 日
資料 1-2-1
P.32～34
資料 1-2-2
補足Ⅻ
伊方発電所３号炉指摘事項に対する回答一覧表
（回答準備中のもの）
No.
指摘事項
回答
耐震設計方針について、これまでの他社の審査会合における指
摘事項のうち、発電所共通事項に関するものは、伊方発電所にお
いても検討の上、今後説明すること。（水平２方向および鉛直方向
の組合せに関する配慮、屋外土木構造物の安全裕度の考え方
等）
－
【耐震設計の基本方針について】
1226-08
1226-09
【耐震設計の基本方針について】
ＳＡ設備の事故時荷重の組み合わせ方について整理すること。
－
【耐震設計の基本方針について】
1226-10
1226-11
1226-12
減肉を考慮した評価が減肉前に比べて保守的になっていることを
説明すること。
【耐震設計の基本方針について】
燃料集合体については照射後の影響評価をすること。
【耐震設計の基本方針について】
波及的影響評価を工認にどう記載するのか検討すること。
－
－
－
【耐震設計の基本方針について】
1226-13
波及的影響は②の観点（接続部）についても現地調査を実施する
こと。
－
【耐震設計の基本方針について】
1226-14
網羅性・代表性の確認フローおよび建物・構築物の評価フローに
ついて適正化を図ること。
4/28
－
No.
指摘事項
回答
波源位置の変更が管路解析の結果に影響を与える可能性につい
て検討すること。
－
【耐津波設計方針について】
0306-01
【耐津波設計方針について】
0306-02
取水性へ影響を与える可能性のある漂流物の抽出・評価フローを
提示しているが、網羅的に抽出・評価していることがわかるように整
理すること。
－
【重大事故と地震の組合せ】
15-0129-01 深層防護の考え方を踏まえ、ＳＡ施設の耐震設計の位置付けを整
理すること。
－
【重大事故と地震の組合せ】
ＣＶはＤＢ施設としては最終障壁として保守的な評価を実施してい
15-0129-02 る。ＳＡ施設については、このような考え方をどのように考慮してい
るのか説明すること。
－
【重大事故と地震の組合せ】
15-0129-04 ＣＶ圧力低減策に係る外部からの人的、物的支援の内容につい
て、具体的に説明すること。
5/28
－
伊方発電所３号炉指摘事項に対する回答一覧表
（回答終了分）
No.
指摘事項
回答
事故シーケンスグループの抽出の考え方、有効性評価について
は、基本的に審査会合の中で詳しく確認させて頂く。
平成 25 年 12 月 12 日
資料 3-2-2
【申請概要説明】
0716-01
【申請概要説明】
0716-02
重大事故等対策の有効性評価において設定する原子炉格納容器
の限界温度(200℃)、限界圧力(0.566MPa[gage])について、それぞ
れの根拠を、単に過去の他機関の報告書等から引用するのではな
く、申請者自らが妥当性を整理の上、説明すること。
【申請内容に係る主要な論点】
0723-01
0723-02
重大事故対策設備について、自主的設置設備など一連の設備に
ついて確認したい。
【申請内容に係る主要な論点】
ＰＲＡ準備状況はどうか。すぐ説明できる状態か。
【（２）全交流動力電源喪失（ＲＣＰシールＬＯＣＡあり）、（３）原子炉補機冷却機能喪失】
0725-01
格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却におい
て、格納容器内温度が何度まで上昇し、熱処理容量がどの程度に
なるか説明のこと。
平成 25 年 10 月 3 日
資料 2-2-1
資料 2-2-2
平成 25 年 12 月 27 日
資料 1-4-1
P.7
資料 1-4-2
補足Ⅰ
平成 25 年 12 月 12 日
資料 3-2-1
資料 3-2-2
資料 3-2-3
平成 25 年 7 月 30 日
資料 1-1-2
補足 5
【（２）全交流動力電源喪失（ＲＣＰシールＬＯＣＡあり）、（３）原子炉補機冷却機能喪失】
0725-02
事象発生から格納容器再循環ユニットのダクト開放機構が作動す
るまでの約 5 日間は、格納容器再循環ユニットを利用した格納容器
内雰囲気の冷却ができないことについて、リスクをどのように考えて
いるのか説明のこと。また、バックアップ手段の有無についても説明
のこと。
平成 25 年 7 月 30 日
資料 1-1-2
補足 9
【（２）全交流動力電源喪失（ＲＣＰシールＬＯＣＡあり）、（３）原子炉補機冷却機能喪失】
0725-03
例えば地震が起因事象の場合、プラント設備について様々な状況
判断が必要となるが、このような場合において、1 次系の健全性は
何をもって判断基準とするのか。
主蒸気逃がし弁を開けるまでの確認要件は何か。
本評価に必要な手順に関して、対応手順の概要（フロー）には「ＬＯ
ＣＡ兆候なし」等の記載があるが、その判断の前に、ＳＧ破損がな
いことの確認が必要であるので手順を示すこと。
【（２）全交流動力電源喪失（ＲＣＰシールＬＯＣＡあり）、（３）原子炉補機冷却機能喪失】
0725-04
対応手順において、アニュラス空気浄化系を運転するのであれ
ば、対応手順の概要（フロー）に明示が必要。
6/28
平成 25 年 7 月 30 日
資料 1-1-1
P.2
平成 25 年 7 月 30 日
資料 1-1-1
P.2
No.
指摘事項
【１．（２）全交流動力電源喪失（ＲＣＰシールＬＯＣＡあり）、１．（３）原子炉補機冷却機能
喪失】
0725-05
現状、許認可申請していない自主対応設備について、事業者の考
え方を整理すること。
【１．（２）全交流動力電源喪失（ＲＣＰシールＬＯＣＡあり）、１．（３）原子炉補機冷却機能
喪失】
0725-06
リフラックスが起こる際の不確かさについて、どのようにコードに取り
入れているか説明のこと。
【（２）全交流動力電源喪失（ＲＣＰシールＬＯＣＡあり）、（３）原子炉補機冷却機能喪失】
0725-08
ＲＣＰシール部からの漏えい率評価について、ラビリンス部の健全性
等評価の妥当性について説明すること。
【（２）全交流動力電源喪失（ＲＣＰシールＬＯＣＡあり）、（３）原子炉補機冷却機能喪失】
0725-09
ＲＣＰシール部からの漏えい率評価について、今回の評価では、事
象初期からリークありとして保守的に評価しているが、この保守性が
評価にどう影響しているのか説明のこと。
【１．（２）全交流動力電源喪失（ＲＣＰシールＬＯＣＡあり）、１．（３）原子炉補機冷却機能
喪失】
0725-10
訓練について、現状および今後の見通しを説明すること。
この際、「要素毎の訓練」なのか「ワンスルー」なのか、「訓練できてい
ないものは何か」整理し実現性（所要時間を含む）を示すこと。
回答
平成 25 年 12 月 27 日
資料 1-4-1
P.7
資料 1-4-2
補足Ⅰ
平成 26 年 4 月 24 日
資料 1-2-3
1-98p
平成 25 年 9 月 10 日
資料 2-1-2
補足 6
平成 25 年 9 月 10 日
資料 2-1-2
補足 11
平成 25 年 11 月 28 日
資料 3-2-1
資料 3-2-2
【１．（２）全交流動力電源喪失（ＲＣＰシールＬＯＣＡあり）、１．（３）原子炉補機冷却機能
喪失】
プラントの特徴（設備等）を踏まえてプラントの挙動をより確からしくし
0730-01-01 たうえで、手順の成立性等を説明すること。
手順の関係からは以下について、考察を示すこと。
平成 25 年 11 月 28 日
資料 3-2-1
資料 3-2-2
・ＳＢＯ時のＣＨＰ注入量
【１．（５）原子炉停止機能喪失】
プラントの特徴（設備等）を踏まえてプラントの挙動をより確からしくし
たうえで、手順の成立性等を説明すること。
0730-01-02
手順の関係からは以下について、考察を示すこと。
・ＡＴＷＳ動作時の加圧器スプレイのタイミング
【１．（２）全交流動力電源喪失（ＲＣＰシールＬＯＣＡあり）、１．（３）原子炉補機冷却機能
喪失】
0730-02
補機冷喪失時の既設ＤＢ設備の復旧は有効性評価では期待しない
が、バックアップ手段としてはその機能を期待している海水取水用水
中ポンプ等の代替設備利用に係る成立性について整理のこと。
【（２）全交流動力電源喪失（ＲＣＰシールＬＯＣＡあり）、（３）原子炉補機冷却機能喪失】
【（５）原子炉停止機能喪失】
0730-03
対応手順の概要フロー図と対応要員の配置の関係について整理す
ること。
7/28
平成 26 年 3 月 20 日
資料 1-2-1
P.1～2
資料 1-2-3
添付資料１.1.4
平成 25 年 11 月 28 日
資料 3-2-1
資料 3-2-2
以降の審査会合資料に
反映
No.
指摘事項
回答
【（２）全交流動力電源喪失（ＲＣＰシールＬＯＣＡあり）、（３）原子炉補機冷却機能喪
失】
【（５）原子炉停止機能喪失】
0730-04
「（２）ＳＢＯ（ＲＣＰシールＬＯＣＡあり）」と「（５）原子炉停止機能喪以降の審査会合資料に
失」のフロー図について、記載様式の整合を図ること。（（５）は「解
反映
析上考慮せず」の表現、（２）では破線部分が解析上考慮しないと
ころとしている。）
【１．（２）全交流動力電源喪失（ＲＣＰシールＬＯＣＡあり）、１．（３）原子炉補機冷却機
能喪失】
0730-05
再循環ユニットのダクト開放機構について、温度ヒューズを含めた
信頼性の考え方を整理するとともに、駆動源を用いた開放機構な
ども検討すること。
【１．（５）原子炉停止機能喪失】
0730-06
ＡＴＷＳのロジックについて、As ｉｓも踏まえて、信頼性の考え方を
整理し説明すること。
【１．（５）原子炉停止機能喪失】
0730-07
ＡＴＷＳの解析結果について、燃料温度データ（燃料実効温度の
提示）や反応度フィードバックの影響等について説明すること。
平成 26 年 11 月 27 日
資料 2-2-1
P.2～3
資料 2-2-2
補足Ⅰ
平成 25 年 11 月 21 日
資料 3-2-1
資料 3-2-2
補足Ⅰ
平成 26 年 3 月 20 日
資料 1-2-1
P.3～4
資料 1-2-2
添付資料 2.5.4
【１．（５）原子炉停止機能喪失】
0730-08
資料 1-2-2 補足説明資料４第１表のうち「ＡＴＷＳ緩和設備の作
動」について、設備の有効性評価にあたって「不要」としている箇
所は、実際に補助給水が起動しないのか、起動はするが期待しな
いのか又は起動しないが手動で操作するのか整理すること。
また、起動するならば、他設備に悪影響を及ぼさないか整理するこ
と。
（ＡＴＷＳ事象選定について、手動操作でも補助給水、主蒸気隔
離が必要なものをそれぞれ整理し、それがＡＴＷＳロジックに与え
る影響を整理すること。）
【１．（５）原子炉停止機能喪失】
0730-09
ＡＴＷＳ作動までの時間の内訳について資料に明示すること。（Ａ
ＴＷＳ緩和設備のタイマー設定について整理すること。）
【１．（５）原子炉停止機能喪失】
0730-10
ＡＴＷＳの有効性評価の解析条件で、炉心熱出力を定格としてい
ること等に関して説明すること。
8/28
平成 25 年 11 月 21 日
資料 3-2-1
資料 3-2-2
補足Ⅰ
平成 25 年 11 月 21 日
資料 3-2-1
資料 3-2-2
補足Ⅰ
平成 26 年 3 月 20 日
資料 1-2-1
P.5～6
資料 1-2-2
添付資料 2.5.2
添付資料 2.5.6
No.
指摘事項
【１．（１）２次冷却系からの除熱機能喪失】
0801-01
Ｆ＆Ｂ開始条件におけるＳＧ水位の設定（10％の余裕幅の妥当性）
について、経緯等を整理すること。
【１．（１）２次冷却系からの除熱機能喪失】
0801-02
Ｓ／Ｇ広域水位 0%の検知が２分かかることに疑問がある。他の事
故シーケンス評価も含めて、あらためて確認させていただく。
【１．（１）２次冷却系からの除熱機能喪失】
0801-03
Ｆ＆Ｂ運転後の長期対策について。余熱除去ポンプによる冷却を
いつまでに開始するか、高圧注入ポンプの停止までにどのような
パラメータを確認するのか説明すること。
【１．（１）２次冷却系からの除熱機能喪失】
0801-04
Ｆ＆Ｂ運転開始までの余裕時間はどの程度あるのか。手順の切迫
度の観点からの整理が必要。Ｆ＆Ｂに入ったとき、運転員は何を持
って 1 次系保有水量を確認するのか、整理すること。
回答
平成 26 年 1 月 30 日
資料 3-2-1
P.2
資料 3-2-2
平成 26 年 1 月 30 日
資料 3-2-1
P.3
資料 3-2-2
平成 26 年 1 月 30 日
資料 3-2-1
P.4～6
資料 3-2-2
平成 26 年 1 月 30 日
資料 3-2-1
P.7～10
資料 3-2-2
【１．（１）２次冷却系からの除熱機能喪失】
0801-05
２次冷却系からの除熱機能喪失においては、重要事故シーケンス
の例としては、給水流量喪失のみではなく、小破断ＬＯＣＡもある。
今回、給水流量喪失を有効性評価に選択した理由について説明
のこと。
【１．（６）ＥＣＣＳ注水機能喪失】
0801-06
２，４，６Ｂ破断の評価について、主蒸気逃がし弁との関係から論点
を整理すること。また、炉心の冷却状態について、説明が必要。運
転員の操作余裕時間についても整理が必要。
9/28
平成 25 年 12 月 12 日
資料 3-2-2
P.Ⅰ-27
平成 26 年 2 月 27 日
資料 4-3-1
P.11～13
資料 4-3-3
No.
指摘事項
回答
施錠管理弁について、リスト化した上で系統線図上に明示するこ
と。
平成 25 年 12 月 3 日
資料 2-3
【ＲＣＰＢ弁に関する設計上の考慮】
0815-01
【ＲＣＰＢ弁に関する設計上の考慮】
0815-02
ＰＳＩ、ＩＳＩ（クラス２管）、今回の検査計画及び今後のＩＳＩの計画に
ついて示すこと。
平成 25 年 12 月 3 日
資料 2-3
【共用に関する設計上の考慮】
0815-03
① 電源設備について、送電線及び開閉所について、５００ｋＶも
含めて記載の適正化を行うこと。
② 非常用所内高圧母線（MS-1）については、物理的に接続され
ている場合は、相互接続となるため、「安全性が向上する」旨を
整理し提示すること。
【保安電源設備について】
0815-04
非常用ＤＧの７日間運転可能性評価について、電源負荷の積算
及び燃料輸送作業の成立性を示すこと。
平成 26 年 1 月 16 日
資料 5-3-1
P.1～11
平成 25 年 11 月 28 日
資料 3-3
【保安電源設備について】
0815-05
変電所損傷時の復旧系統の成立性について説明すること。また、
同系統で需要供給を再開する時の伊方発電所への供給の信頼性
の評価を示すこと。
【保安電源設備について】
0815-06
送電線の交差している箇所について、具体的に位置関係を示すこ
と。また、所内における送電鉄塔の位置関係を示すこと。
平成 25 年 10 月 10 日
資料 3-5
平成 25 年 10 月 10 日
資料 3-5
【１．（４）原子炉格納容器の除熱機能喪失】
0815-08
解析上の対策開始時間と実際の操作成立時間が異なる等、実態
との乖離について、プラント挙動がどのように変動し、運転員操作
に対する影響はどのようになるのか全事象を対象に整理すること。
また、時間余裕についても考察すること。
（自然対流冷却の開始時間、２次系強制冷却の操作有無等への
考察）
【１．（４）原子炉格納容器の除熱機能喪失】
0815-09
格納容器内自然対流冷却において期待している再循環ユニットの
取り扱いについて整理すること。
10/28
平成 26 年 1 月 30 日
資料 3-2-1
P.11～12
資料 3-2-2
平成 26 年 11 月 27 日
資料 2-2-1
P.2～3
資料 2-2-2
補足Ⅰ
No.
指摘事項
回答
事故シーケンスグループ「ＥＣＣＳ再循環機能喪失」において、中
小ＬＯＣＡ時のＳＡ対策の包絡性について整理して有効性を確認
できていることを整理すること。
平成 25 年 12 月 12 日
資料 3-2-2
Ｐ．Ⅰ-31
【１．（７）ＥＣＣＳ再循環機能喪失】
0815-10
【１．（８）格納容器バイパスインターフェイスシステムＬＯＣＡ】
0815-11
事故シーケンス「インターフェイスシステムＬＯＣＡ」において、破断
口径及び隔離操作の成立性について示すこと。また、複数の隔離
操作を明示した上で配員を検討すること。
【１．（８）格納容器バイパスインターフェイスシステムＬＯＣＡ】
0815-12
事故シーケンス「インターフェイスシステムＬＯＣＡ」において、欧州
の事例を確認し、対策へ考慮の必要性を確認すること。
【１．（８）格納容器バイパスインターフェイスシステムＬＯＣＡ】
【１．（８）格納容器バイパス蒸気発生器伝熱管破損＋破損側蒸気発生器隔離失敗】
0815-13
事故シーケンス「インターフェイスシステムＬＯＣＡ」及び「ＳＧＴＲ＋
破損ＳＧ隔離失敗」において、解析上の加圧器水位調整のモデル
が異なることについての考え方を説明すること。
【３．（２）サイフォン現象等により SFP 内の水の小規模な喪失が発生し，SFP の水位が
低下する事故】
0822-02
ＳＦＰキャナルゲートのシールが破損した際の評価について別途整
理して示すこと。
【３．（２）サイフォン現象等により SFP 内の水の小規模な喪失が発生し，SFP の水位が
低下する事故】
0822-03
ＳＦＰの温度計測について、大規模損傷時の計測可能性も含めて
整理すること。
【４．（１）崩壊熱除去機能喪失、４．（２）全交流動力電源喪失】
0822-04
定期検査中の安全管理について、格納容器内立ち入り者の退避
作業の成立性等、定期検査中の格納容器内への作業員等の立ち
入り人数を含めて示すこと。
【４．（１）崩壊熱除去機能喪失、４．（２）全交流動力電源喪失】
0822-05
停止時崩壊熱除去機能喪失について、格納容器内雰囲気温度に
対する評価を示すこと。
11/28
平成 26 年 1 月 16 日
資料 5-2-1
P.1～15
資料 5-2-2
補足Ⅰ
平成 26 年 1 月 16 日
資料 5-2-1
P.16～19
資料 5-2-2
補足Ⅱ
平成 26 年 1 月 16 日
資料 5-2-1
P.20～21
資料 5-2-2
補足Ⅰ
平成 25 年 11 月 21 日
資料 3-2-1
資料 3-2-2
補足Ⅵ
平成 26 年 2 月 13 日
資料 3-1-1
P.27
資料 3-1-2
P.Ⅱ-12～13
平成 26 年 3 月 20 日
資料 1-2-1
P.7～8
資料 1-2-3
添付資料１.4.19
平成 26 年 3 月 20 日
資料 1-2-1
P.9
資料 1-2-2
P.5-2-12
添付資料 5.1.5
No.
指摘事項
【４．４．（４）反応度の誤投入】
0822-06
反応度の誤投入事象について、停止中の外部電源喪失時におけ
る異常な希釈事象が生じないことを整理して示すこと。
【緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価】
0822-07
0822-08
全面マスクの 11 時間連続着用等、運用上無理があると考えられる
点について設備対応や運用の改善等について検討し、改めて説
明すること。
【モニタリング設備について】
海洋モニタリングに対する考え方を改めて説明すること。
回答
平成 25 年 12 月 12 日
資料 3-2-2
P.Ⅲ-7
資料 3-2-3
補足 No 6.1
平成 25 年 9 月 10 日
資料 2-2-1
資料 2-2-2
平成 25 年 10 月 10 日
資料 3-4-1
資料 3-4-2
【モニタリング設備について】
0822-09
0829-01
モニタリング以外も含めて、技術的能力審査基準に対する適合性以降の審査会合資料に
反映
を示すこと。
【２．（１）雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧破損）
２．（３）原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用
２．（５）溶融炉心・コンクリート相互作用】
事象発生から２４時間後に４，０００ｍ３を超えてＣＶに注水する場合
の考え方（手順）を整理すること。
【２．（１）雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧破損）
２．（３）原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用
２．（５）溶融炉心・コンクリート相互作用】
0829-02
0829-03
0829-04
ＳＢＯ時の炉心出口温度の監視について、現状テスターによる温度
換算にて監視するとしているが、設備対応についても検討し、説明
すること。
【２．（１）雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧破損）
２．（３）原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用
２．（５）溶融炉心・コンクリート相互作用】
事象発生後の環境下におけるＣＶ内の監視計器リストを提示し、耐
環境性を説明すること。
【２．（１）雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧破損）
２．（３）原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用
２．（５）溶融炉心・コンクリート相互作用】
原子炉下部キャビティ室への連通管については、溶融炉心による
キャビティ室側の閉塞を考えること。
【２．（１）雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧破損）
２．（３）原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用
２．（５）溶融炉心・コンクリート相互作用】
0829-05
ＣＶへの注水判断が遅れた時に、ＣＶ内の水位が低い状態で炉心
溶融が発生した場合、原子炉下部キャビティベースマットへの侵食
が想定される。ＭＡＡＰコードにおける不確かさ、モデルの限界を
踏まえた整理が必要。
【２．（１）雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過温破損）
２．（２）高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱】
0829-06
解析で上部プレナム気相温度が１，５００℃程度まで上がっている。
ＳＧ伝熱管のクリープ破損、シール部のリーク等、ＲＣＰＢ全体の健
全性について整理すること。
12/28
平成 26 年 11 月 27 日
資料 2-2-1
P.4～5
資料 2-2-2
補足Ⅱ
平成 25 年 11 月 21 日
資料 3-2-1
資料 3-2-2
補足Ⅱ
平成 25 年 11 月 21 日
資料 3-2-1
資料 3-2-2
補足Ⅲ
平成 25 年 11 月 21 日
資料 3-2-1
資料 3-2-2
補足Ⅳ
平成 26 年 4 月 24 日
資料 1-2-8
3.3-69p
平成 26 年 12 月 25 日
資料 1-3-1
P.2-1～2-5
資料 1-3-2
補足Ⅰ
No.
指摘事項
回答
火炎輻射強度の算出根拠、形態係数の求め方、熱の輻射に関す
る考え方を整理して説明すること。
平成 25 年 10 月 3 日
資料 2-3-1
資料 2-3-2
補足 11
【外部火災影響評価】
0829-07
【外部火災影響評価】
0829-08
自衛隊機又は米軍機の落下確率評価に関し、評価対象とする母
集団をはっきりさせること。航空機落下確率におけるカテゴリ区分
については、論理性を持って区分けすること。
【外部火災影響評価】
0829-09
0829-10
重油タンクの取り扱いについて、航空機落下の観点からの防護の
考え方について整理すること。
【外部火災影響評価】
防火帯設定の考え方について整理して説明すること。
【外部火災影響評価】
0829-11
火災発生時の消防当番者等への連絡経路について整理して説明
すること。
【１．（２）全交流動力電源喪失（ＲＣＰシールＬＯＣＡなし）】
0910-01
充てんポンプまたは代替ＣＶスプレイポンプによる炉心注入または
ＣＶスプレイの切換え判断について、大ＬＯＣＡに至らない場合に
おいても確実に判断できることを示すこと。
【１．（２）全交流動力電源喪失（ＲＣＰシールＬＯＣＡなし）】
0910-02
蒸気発生器への給水について、淡水・海水も含め実態の手順と関
連して示すこと。また、蒸気発生器２次側への海水注入による影響
評価について、補足説明資料に追加すること。
【１．（２）全交流動力電源喪失（ＲＣＰシールＬＯＣＡなし）】
0910-03
運転員１名による直流負荷切離し操作の確実性について示すこ
と。また、直流負荷切離しの補足説明資料の表に各負荷のアンペ
ア数、場所、切離しのタイミングを追加すること。
13/28
平成 25 年 10 月 3 日
資料 2-3-1
資料 2-3-2
補足 9,10
平成 25 年 10 月 3 日
資料 2-3-1
資料 2-3-2
補足 8,12
平成 25 年 10 月 3 日
資料 2-3-1
平成 25 年 10 月 3 日
資料 2-3-1
平成 25 年 11 月 28 日
資料 3-2-1
資料 3-2-2
平成 25 年 11 月 28 日
資料 3-2-1
資料 3-2-2
平成 25 年 11 月 28 日
資料 3-2-1
資料 3-2-2
No.
指摘事項
【２．（４）水素燃焼】
0910-04-01 イグナイタ・ＰＡＲの動作状況の監視方法を検討すること。
【２．（４）水素燃焼】
0910-04-02 イグナイタ作動による水素燃焼に伴う波及的影響について、計装
品等の位置関係も含め説明すること。
【２．（４）水素燃焼】
0910-05
解析コードにおいて、水素の燃焼による火炎伝播や水素を含めた
混合気体をどのように扱っているか、ＡＩＣＣ評価との違いも含めて
示すこと。
【緊急時対策所の改善について】
0910-06
換気空調設備、加圧装置等の効果が分かるように、被ばくの詳細
内訳を示すこと。
【緊急時対策所の改善について】
0910-07
フィルタ２重化による除去効率について、想定する粒径を明確にし
て整理すること。
【緊急時対策所の改善について】
0910-08
地表面の沈着速度について、着目方位の考え方とあわせて妥当
性を示すこと。
【緊急時対策所の改善について】
0910-09
緊急時対策所の放射線物質濃度と時間の関係（グラフ）を示すこ
と。
【緊急時対策所の改善について】
0910-10
隣接方位の相対濃度の考え方について、技術的な補足を加える
こと。
14/28
回答
平成 25 年 11 月 21 日
資料 3-2-1
資料３-2-2
補足Ⅴ
平成 26 年 12 月 25 日
資料 1-3-1
P.3-1～3-2
資料 1-3-2
補足Ⅱ
平成 26 年 4 月 24 日
資料 1-2-9
4-22p/4-99p
平成 25 年 10 月 10 日
資料 3-2-1
資料 3-2-2
補足Ⅲ
平成 25 年 10 月 10 日
資料 3-2-1
資料 3-2-2
補足Ⅳ
平成 25 年 10 月 10 日
資料 3-2-1
資料 3-2-2
補足Ⅴ,Ⅵ
平成 25 年 10 月 10 日
資料 3-2-1
資料 3-2-2
補足Ⅶ
平成 25 年 10 月 10 日
資料 3-2-1
資料 3-2-2
補足Ⅰ,Ⅱ
No.
指摘事項
【静的機器の単一故障に係る設計について】
0910-11
事故後サンプリングラインの代替性評価について、計器の精度も含
めて説明すること。
【静的機器の単一故障に係る設計について】
0910-12
中央制御室フィルタユニットの交換作業員に対する作業環境の被
ばく評価を示すこと。
【静的機器の単一故障に係る設計について】
0910-13
格納容器スプレイラインの考え方を整理した上で、故障による安全
機能への影響評価を故障箇所も含めて説明すること。
【静的機器の単一故障に係る設計について】
0910-14
原子炉補機冷却水系統および制御用空気系統の各Ａ系とＢ系の
タイラインの単一故障に対する考え方を説明すること。
【CV 限界温度，圧力：200℃,2Pd】
1003-01
代表プラントの試験結果妥当性をどのように評価、確認しているの
か。伊方３号炉への代表プラント評価値適用に際し、確認した内容
を説明資料に明示すること。
【CV 限界温度，圧力：200℃,2Pd】
1003-02
200℃,2Pd の適用は、原子炉格納容器の経年劣化を踏まえても妥
当であることについて、説明資料に明示すること。
回答
平成 25 年 10 月 10 日
資料 3-3-1
資料 3-3-2
補足 3
平成 25 年 10 月 10 日
資料 3-3-1
資料 3-3-2
補足 5
平成 25 年 10 月 10 日
資料 3-3-1
資料 3-3-2
補足 1
平成 25 年 10 月 10 日
資料 3-3-1
資料 3-3-2
補足 10
平成 25 年 11 月 7 日
資料 2-3-1
資料 2-3-2
P2-2～5
平成 25 年 11 月 7 日
資料 2-3-1
資料 2-3-2
参考資料-1
【CV 限界温度，圧力：200℃,2Pd】
1003-03
電気配線貫通部モジュールの試験結果について、モジュール破損
となった 292℃到達時点までにシール機能に問題はなかったことを
説明資料に明示すること。また、SA 有効性評価における解析上は
設計温度、圧力を超える期間が数日間に及ぶため、これを担保す
る試験結果があるのであれば、説明資料に明示すること。
【CV 限界温度，圧力：200℃,2Pd】
1003-04
限界温度，圧力を受けた原子炉格納容器について、長期における
耐震性について説明すること。
【CV 限界温度，圧力：200℃,2Pd】
1003-05
原子炉格納容器本体の限界圧力を簡易手法で評価することにつ
いて、NUPEC の有限要素法による解析結果と簡易手法の結果に
は若干の相違があるため、「妥当」との表現は修正すること。
15/28
平成 25 年 11 月 7 日
資料 2-3-1
資料 2-3-2
P12-1～4
平成 25 年 11 月 7 日
資料 2-3-1
資料 2-3-2
参考資料-2
平成 25 年 11 月 7 日
資料 2-3-1
資料 2-3-2
P2-5
No.
指摘事項
回答
重油の評価を発火点で実施しているが、発火源があると仮定して
引火点を許容温度として再評価すること。
平成 26 年 1 月 30 日
資料 3-3-1
P.20～22
資料 3-3-2
補足Ⅱ
【外部火災影響評価】
1003-06
【外部火災影響評価】
1003-07
コンクリート壁表面と重油タンク外表面で初期温度の考え方が異な
るため、DB での評価であることを念頭に評価条件等を再考するこ
と。
【モニタリング設備】
1010-01
周辺海域の測定に使用する舟について、重大事故等での対処の
観点での対応であり、大規模損壊時等も踏まえて、保管場所、台
数の考え方を整理し提示すること。
【内部溢水の影響評価】
1017-01
（地震に起因する溢水影響評価）溢水源となりうる建屋内機器の抽
出フローにおいて、水密区画内の容器を溢水源評価の対象外機
器としているが、この妥当性に係る説明を資料に追加すること。
【内部溢水の影響評価】
1017-02
（地震に起因する溢水影響評価）耐震Ｂ，Ｃクラス配管の耐震評価
において、建屋間相対変位のみではなく、二次応力について、他
に考慮すべきものはないか、体系的に整理すること。
【内部溢水の影響評価】
1017-03
（地震に起因する溢水影響評価）耐震Ｂ，Ｃクラス配管の支持構造
物の耐震評価については、支持装置、支持架構に加え、定着部に
ついても実施し、その結果を示すこと。口径毎に代表を選定して評
価を実施する場合は、評価の網羅性が確保できることを説明するこ
と。
【内部溢水の影響評価】
1017-04
（地震に起因する溢水影響評価）１５０℃超、４Ｂ以上の耐震Ｂ，Ｃク
ラス配管については、３次元はりモデルによる評価結果を示すこ
と。代表のみ評価する場合は、その妥当性について説明すること。
16/28
平成 26 年 1 月 30 日
資料 3-3-1
P.23～25
資料 3-3-2
補足Ⅱ
平成 26 年 1 月 30 日
資料 3-3-1
P.26～27
平成 25 年 12 月 12 日
資料 3-3-1
P.6～8
資料 3-3-2
補足 1
平成 25 年 12 月 12 日
資料 3-3-1
P.9～11
資料 3-3-2
補足 2
平成 25 年 12 月 12 日
資料 3-3-1
P.12～15
資料 3-3-2
補足 2
平成 25 年 12 月 12 日
資料 3-3-1
P.12～15
資料 3-3-2
補足 2
No.
指摘事項
回答
（地震に起因する溢水影響評価）屋外タンクの地震時における挙
動等について、ロッキング現象等を含めて詳細な説明を実施し、屋
外タンク及びタンクに接続する配管等の健全性が保たれていること
を立証すること。評価条件として設定している摩擦係数が保守的な
設定であり妥当とする旨の根拠についても、タンク本体に対する評
価と接続する配管に対する評価のそれぞれの観点から詳細に説明
すること。
平成 25 年 12 月 12 日
資料 3-3-1
P.16
資料 3-3-2
補足 3
【内部溢水の影響評価】
1017-05
【内部溢水の影響評価】
1017-06
（地震に起因する溢水影響評価）屋外タンクは大きな溢水源になり
えること、内部溢水は設計基準事故であることを踏まえ、多重の安
全対策を検討することが重要。屋外タンクによる溢水時の対策につ
いて検討すること。
【内部溢水の影響評価】
1017-07
（地震に起因する溢水影響評価）没水影響評価における裕度の考
え方について、流況も踏まえた整理が必要。評価結果一覧、対策
要否、対策内容について整理して示すこと。
【内部溢水の影響評価】
1017-08
（地震に起因する溢水影響評価）被水影響評価において、被水防
護の要否、対策内容の判断をどのように実施したか、評価対象設
備毎に整理して示すこと。
【内部溢水の影響評価】
1017-09
（想定破損による溢水影響評価）低エネルギー配管について破損
は想定しないことに関し、「炭素鋼配管のうち代表的な系統につい
て肉厚測定を実施し、有意な減肉がないことを確認した」としている
が、この妥当性について整理して示すこと。
【内部溢水の影響評価】
1017-10
（想定破損による溢水影響評価）没水影響評価について、高エネ
ルギー配管の破損想定位置について、配管口径の違い、防護対
象設備の有無、自動隔離機能の有無等、選定要領について体系
的にまとめて示すこと。
【内部溢水の影響評価】
1017-11
（想定破損による溢水影響評価）主蒸気隔離弁に係る没水影響評
価について、溢水水位と機能喪失高さとの差分が少ないため、流
況を踏まえた判断が必要。溢水、没水の不確かさを考慮した判断
基準となっているか説明すること。また、機能喪失高さを設定する
上で考慮した条件については一式整理して提示すること。
17/28
平成 25 年 12 月 12 日
資料 3-3-1
P.17～18
資料 3-3-2
補足 3，4
平成 25 年 12 月 12 日
資料 3-3-1
P.19～21
資料 3-3-2
補足 5
平成 25 年 12 月 12 日
資料 3-3-1
P.22
資料 3-3-2
補足 6
平成 25 年 12 月 12 日
資料 3-3-1
P.23
資料 3-3-2
補足 7
平成 25 年 12 月 12 日
資料 3-3-1
P.24
資料 3-3-2
補足 8
平成 25 年 12 月 12 日
資料 3-3-1
P.19～21
資料 3-3-2
補足 5
No.
指摘事項
【内部溢水の影響評価】
1017-12
（想定破損による溢水影響評価）蒸気影響緩和対策として採用した
蒸気漏えいの検知・しゃ断システムについて、防護対象設備への
影響も含めて信頼性の確保を検討すること。
【内部溢水の影響評価】
1017-13
（想定破損による溢水影響評価）蒸気漏えいを早期に検知するた
め、防護カバーへの温度計（蒸気漏えい検知システム用の温度
計）の設置について考え方を整理し提示すること。
【内部溢水の影響評価】
1017-14
（想定破損による溢水影響評価）蒸気拡散解析において、換気空
調設備が運転中のためダクトを通じた区画間の蒸気漏えいを考慮
していないが、実際の配管破損時の蒸気圧力等の実挙動を踏まえ
てもダクトを通じた区画間の蒸気漏えいがないことを整理し提示す
ること。
回答
平成 25 年 12 月 12 日
資料 3-3-1
P.25
資料 3-3-2
補足 9
平成 25 年 12 月 12 日
資料 3-3-1
P.26
資料 3-3-2
補足 9
平成 25 年 12 月 12 日
資料 3-3-1
P.27
資料 3-3-2
補足 9
【降下火砕物(火山灰)による設備影響評価】
1107-01
今回評価において、火山灰と重畳させる積雪について、極値では
なく、年積雪深さ最大値の平均値(7cm)を用いている。DB において
想定される自然現象は平均値と極値とどちらを用いるべきか、過去
の設置許可申請内容も参考に整理すること。
また、重畳を考える場合、どちらの条件に保守性を持たせた方がよ
いか、あわせて考えておくべき。
【降下火砕物(火山灰)による設備影響評価】
1107-02
火山灰は黄砂より硬度が小さいため、非常用ＤＧ機関のピストン／
シリンダに影響を与える可能性は小さいと説明するのであれば、今
までの実績として問題なかったことをデータで示すこと。また、火山
灰とピストン／シリンダの硬度比較結果を示すこと。
平成 25 年 12 月 27 日
資料 1-3-1
資料 1-3-2
補足Ⅱ 参考資料-10
平成 25 年 12 月 27 日
資料 1-3-1
資料 1-3-2
補足Ⅱ 別紙-8
【降下火砕物(火山灰)による設備影響評価】
1107-03
評価対象施設の抽出フローにおいて、「クラス３であっても、機能喪
失することで上位の安全重要度の設備に影響を及ぼす屋外の設
備」との記載があるが、上位クラス設備への波及的影響と誤認す
る。火山灰を取り込むことを「機能喪失」と考えるのであれば、その
旨を考慮して適切な記載とすること。
【降下火砕物(火山灰)による設備影響評価】
1107-04
非常用ＤＧ機関の空気冷却器に火山灰が付着した場合の影響に
ついて確認すること。
18/28
平成 25 年 12 月 27 日
資料 1-3-1
資料 1-3-2
平成 25 年 12 月 27 日
資料 1-3-1
資料 1-3-2
補足Ⅱ 別紙-8
No.
指摘事項
回答
竜巻の年発生数の確率分布の設定について、ポリヤ分布を適用す
ることの妥当性を提示すること。
平成 25 年 12 月 27 日
資料１-2-1
P1～2
【竜巻影響評価】
1114-01
【竜巻影響評価】
1114-02
設計飛来物の設定にあたって、浮上の有無の根拠として空力パラ
メータを用いることの妥当を提示すること。また、竜巻防護施設の構
造健全性評価にあたっては、複数の飛来物が衝突することを考慮
する必要性について考え方を整理し、提示すること。
【竜巻影響評価】
1114-03
飛来物発生防止対策の管理については、その重要性に鑑みて、
保安規定に規定する等、社内規程への反映の仕方に考慮するこ
と。
【竜巻影響評価】
1114-04
代表飛来物の代表性については、竜巻防護施設の構造健全性評
価の際に改めて評価し、提示すること。
平成 25 年 12 月 27 日
資料 1-2-1
P3～7
平成 25 年 12 月 27 日
資料 1-2-1
P8
平成 25 年 12 月 27 日
資料 1-2-1
P9～11
【竜巻影響評価】
1114-05
① ランキン渦モデルについて、上昇風速Ｖｚの抽出の考え方を整
理し、提示すること。
② 竜巻が消滅した場合、飛来物速度（鉛直方向）に関する保守
性を示すこと。
【ATWS 緩和設備について】
1121-01
ATWS 緩和設備において作動信号を発信させない条件として「正
常に原子炉トリップ信号(P-4)を発信している場合」としている。原子
炉トリップ遮断器動作不能の場合、P-4 信号が発信されないことが
わかるように図示すること。
【原子炉下部キャビティ室への連通管について】
1121-02
原子炉下部キャビティ室に設ける水位検知器の設置位置につい
て、事象進展を踏まえて適切な水位監視ができることを説明せよ。
【イグナイタ・ＰＡＲの動作状況の監視方法について】
1121-03
イグナイタの動作状況監視については、水素処理状況を把握する
観点からの検討が必要。
19/28
平成 25 年 12 月 27 日
資料 1-2-1
P12～14
平成 25 年 11 月 28 日
資料 3-2-1
資料 3-2-3
補足Ⅰ
平成 25 年 11 月 28 日
資料 3-2-1
資料 3-2-3
補足Ⅱ
平成 25 年 11 月 28 日
資料 3-2-1
資料 3-2-3
補足Ⅲ
No.
指摘事項
回答
【１．（２）全交流動力電源喪失（ＲＣＰシールＬＯＣＡあり）、１．（３）原子炉補機冷却機
能喪失】
1128-01
ＳＢＯ時の充てんポンプ（自己冷却式）による炉心注入について、
有効性評価の結果である約 2.2 時間より以前に炉心注入する場合
のプラント挙動と有効性評価で実施した解析との乖離、設備・運転
員の対応に係る影響について整理すること。
平成 26 年 1 月 16 日
資料 5-2-1
P.22～23
【１．（２）全交流動力電源喪失（ＲＣＰシールＬＯＣＡあり）、１．（３）原子炉補機冷却機
能喪失】
1128-02
重大事故対策に係る要素訓練について、自主的な設備について
も訓練を実施したのか、網羅性を説明すること。
また、総合訓練について、ＳＢＯ以外の重要事故シーケンスに係る
訓練の計画を説明すること。全ての重要事故シーケンスを総合訓
練の対象としない場合は、その妥当性を説明すること。
【保安電源設備について】
1128-03
重油移送配管による燃料輸送について、手順の詳細（弁操作順
序、現場と中央制御室との連絡体制等）を説明すること。
【誤操作の防止について】
1203-01
設置許可基準規則第十条第２項において、安全施設は「容易に操
作することができる」ものでなければならないと規定している。中央
制御室に限らず、現場における操作容易性について、その適合状
況を整理・説明すること。
【安全避難通路等について】
1203-02
ＳＢＯ時に使用する可搬型照明として、局所照明であるＬＥＤヘッド
ライト・ランタンを挙げているが、広範囲に対する照明として配備し
ている投光器を挙げていないことについて、考え方を整理し、説明
すること。その上で、必要であれば投光器の記載を追加すること。
【安全保護回路について】
1203-03
安全保護系に適用したデジタル計算機のソフトウェア変更に際し、
意図しない誤動作に対する配慮はされているのか説明すること。
【原子炉冷却材圧力バウンダリ弁に関する設計上の考慮について】
1203-04
新たにＲＣＰＢとなった配管・弁に係る品質保証要求について、検
査の観点から、建設時のクラス２機器としての要求と、今回のクラス
１機器としての要求の違いを整理した上で、クラス１機器に相当す
る仕様であることを説明すること。
20/28
平成 26 年 2 月 27 日
資料 4-3-1
P.10
平成 26 年 1 月 16 日
資料 5-3-1
P.12～14
資料 5-3-2
補足Ⅰ
平成 26 年 1 月 16 日
資料 5-3-1
P.15～17
資料 5-3-2
補足Ⅱ
平成 26 年 1 月 16 日
資料 5-3-1
P.18～21
資料 5-3-2
補足Ⅲ
平成 26 年 1 月 16 日
資料 5-3-1
P.22～23
資料 5-3-2
補足Ⅳ
平成 26 年 1 月 30 日
資料 3-3-1
P.28～32
資料 3-3-2
補足Ⅲ
No.
指摘事項
回答
【確率論的リスク評価（ＰＲＡ）について】
1212-01
ＲＣＰシールＬＯＣＡモデルについては、非耐熱性Ｏリングと同様に
分岐確率に 1.0 を使用し、感度解析として耐熱性Ｏリングに交換し
たことを反映した解析を実施している。ＰＲＡは保守的過ぎる設定を
行うと評価対象施設の弱点が隠れてしまうことから最適解析を行う
べきであり、その観点で今後評価を見直していくべき。また、現在
提出されている感度解析結果をパイチャートの形などで分かりやす
く示すこと。
【確率論的リスク評価（ＰＲＡ）について】
1212-02
地震ＰＲＡにおいて、起因事象ＡＴＷＳについては、起因事象別炉
心損傷頻度（ＣＤＦ）が２番目と比較的大きくなっており、その原因
の地震影響機器（燃料集合体、制御棒クラスタ）の評価内容を事故
シーケンスから整理して示すこと。
【確率論的リスク評価（ＰＲＡ）について】
1212-03
起因事象の発生頻度評価における運転実績（評価時間）の評価に
おいて、起因事象「補機冷却水の喪失」では停止時期間も含めると
しているのに、米国運転実績には停止時間を含めていない。停止
時間も含めることについて示すこと。
【確率論的リスク評価（ＰＲＡ）について】
1212-04
炉心損傷防止対策の有効性を確認できる対策の確保が困難な事
象（Ｅｘｃｅｓｓ－ＬＯＣＡなど）において、ＣＶ破損防止対策が有効だ
ということについて整理すること。
【確率論的リスク評価（ＰＲＡ）について】
1212-05
米国・欧州での重大事故対策に係る操作又は設備との比較表に
おいて、蒸気発生器代替蒸気放出として伊方３号機ではタービン
バイパス系の活用を挙げているが、今までの審査資料でエントリー
していないこれらの対策について、設備、手順、位置付けを整理す
ること。
【確率論的リスク評価（ＰＲＡ）について】
1212-06
評価事故シーケンスの選定は有効性評価の際の対策を含めて考
える必要があり、格納容器破損モード「水素燃焼」について、水素
発生量の観点からどのような事故シーケンスを評価するのが適切
かを整理すること。
【確率論的リスク評価（ＰＲＡ）について】
1212-07
原子炉起動前のほう素希釈時の外部電源喪失に起因する反応度
誤投入に対し、ＲＣＰの起動順序（Ｃループから起動）により対応が
可能とのことであるが、手順に係る運転員への周知要領を整理す
ること。
21/28
平成 26 年 1 月 30 日
資料 3-2-1
P.14～15
資料 3-2-3
補足Ⅱ
平成 26 年 1 月 30 日
資料 3-2-1
P.16
資料 3-2-3
補足Ⅲ
平成 26 年 1 月 30 日
資料 3-2-1
P.17～18
資料 3-2-3
補足Ⅱ，Ⅲ
平成 26 年 1 月 30 日
資料 3-2-1
P.19～24
資料 3-2-3
補足Ⅰ
平成 25 年 12 月 27 日
資料 1-4-1
P.7
資料 1-4-2
補足Ⅰ
平成 26 年 1 月 30 日
資料 3-2-1
P.25～28
資料 3-2-3
補足Ⅲ
平成 26 年 1 月 30 日
資料 3-2-1
P.29
資料 3-2-3
補足Ⅲ
No.
指摘事項
【内部溢水の影響評価について】
1212-08
水密区画内設置機器である冷却材貯蔵タンクの受入弁インターロ
ックについて、点検要領、頻度を説明のこと。
【内部溢水の影響評価について】
1212-09
鉄筋コンクリート壁の水密性について、検討に用いる算定式の適
用性を含めて水密区画を構成する壁の仕様を整理すること。
【内部溢水の影響評価について】
1212-10
水密区画からの漏えい時の対応について、運用も含めて整理する
こと。
【内部溢水の影響評価について】
1212-11
耐震Ｂ，Ｃクラスの支持構造物について、Ｓｓ評価における評価上の
定格荷重の見直しに際し、スナバやロッド等、メーカにて定格荷重
を定めている支持構造物について、品質保証上の取り扱いも含め
て整理のこと。
【内部溢水の影響評価について】
1212-12
低エネルギー配管の腐食減肉状況把握のために選定した代表配
管の抽出理由を整理して説明すること。
また、今回の測定結果を踏まえ、次回測定時期を示すこと。
【内部溢水の影響評価について】
1212-13
浸水防止堰や竜巻対策として設置する予定の防護ネットがＳＡ対
策の妨げにならないように検討し、再度対策について説明するこ
と。
【内部溢水の影響評価について】
1212-14
蒸気漏えい対策として設置する蒸気漏えい検知・しゃ断システムに
ついて、自己診断機能により故障検知する範囲は多重化されてい
ない。故障時の復旧に要する期間の監視強化等、どのように運用
で対応するのか説明すること。
【内部溢水の影響評価について】
1212-15
防護対象設備の耐蒸気性能試験について、対象選定、試験方法
等を詳細に示すこと。また、試験をしていない設備についても詳細
仕様を整理し、使用環境に適合していることを説明すること。
22/28
回答
平成 26 年 2 月 13 日
資料 3-3-1
P.4
資料 3-3-2
補足 1
平成 26 年 2 月 13 日
資料 3-3-1
P.5
資料 3-3-2
補足 1
平成 26 年 2 月 13 日
資料 3-3-1
P.6
資料 3-3-2
補足 1
平成 26 年 2 月 13 日
資料 3-3-1
P.7
資料 3-3-2
補足 2
平成 26 年 2 月 13 日
資料 3-3-1
P.8～9
資料 3-3-2
補足 3
平成 26 年 2 月 13 日
資料 3-3-1
P.10～11
資料 3-3-2
補足 4
平成 26 年 2 月 13 日
資料 3-3-1
P.12
資料 3-3-2
補足 5
平成 26 年 2 月 13 日
資料 3-3-1
P.13～16
資料 3-3-2
補足 5
No.
指摘事項
回答
【重大事故発生時における手順・体制の整備について】
1219-04
1219-05
災害対策本部の体制立ち上げに関し、事故発生後４時間以降の
運転班、調査復旧班等の災害対策の実施部隊の参集について、
どのタイミングでどの程度の人数が集まることを想定しているのか、
また想定している参集要員数で各班に想定される対応の実施が可
能か説明すること。
【重大事故発生時における手順・体制の整備について】
松山に災害対策本部を設置するメリットを整理すること。
【内部火災について】
1219-06
核計装ケーブルの延焼性について、核計装ケーブルを内挿してい
る電線管の構造を提示して説明すること。
【内部火災について】
1219-07
中央制御盤内での想定される火災状況を整理し、影響範囲につい
て説明すること。
【内部火災について】
1219-08
中央制御盤に設置している煙感知器の感度について説明するこ
と。
【内部火災について】
1219-09
1219-10
格納容器内の消火について、人で消火対応する場合の活動内容
及び成立性について説明すること。
【内部火災について】
消火活動が困難な箇所について、整理して説明すること。
23/28
平成 26 年 2 月 27 日
資料 4-3-1
P.1～6
資料 4-3-2
平成 26 年 2 月 27 日
資料 4-3-1
P.7～9
資料 4-3-2
平成 26 年 3 月 6 日
資料 2-3-2
P.1
資料 2-3-3
補足 1
平成 26 年 3 月 6 日
資料 2-3-2
P.2
資料 2-3-3
補足 7
平成 26 年 3 月 6 日
資料 2-3-2
P.3
資料 2-3-3
補足 7
平成 26 年 3 月 6 日
資料 2-3-2
P.4
資料 2-3-3
補足 8
平成 26 年 3 月 6 日
資料 2-3-2
P.5
資料 2-3-3
補足 6
No.
指摘事項
回答
海水管トレンチ室の系統分離及び火災感知用光ファイバの布設位
置の考え方について整理して説明すること。
平成 26 年 3 月 6 日
資料 2-3-2
P.6
資料 2-3-3
補足 5
【内部火災について】
1219-11
【内部火災について】
1219-12
火災に伴う事故事象発生時、原子炉の高温停止及び低温停止の
達成のために必要な機器の単一故障を想定しても、原子炉の安全
停止に影響を及ぼさないことを評価すること。
【耐津波設計方針について】
1226-01
漂流物となる可能性のある船舶等の抽出プロセス、網羅性につい
て、現在は設置されていない浮き筏、定置網等が将来設置された
場合の対応も含めて説明すること。
【耐津波設計方針について】
1226-02
発電所荷揚岸壁で燃料等輸送船が荷役作業をしている場合、緊
急退避（離岸）の判断は船長がするのか、発電所長がするのか。定
められたマニュアルが確実に運用される担保はどのように確保する
のか説明すること。
【耐津波設計方針について】
1226-03
海水ポンプの取水最低水位について、従来設計の値を示すこと。
また、取水最低水位を海水ポンプ水理試験の結果により変更して
いるが、従来の設計方針を踏まえてもこの試験結果が妥当であるこ
とを説明すること。
【耐津波設計方針について】
1226-04
海水ピット水位計については、安全性向上の観点から多重化等を
検討すること。
【耐津波設計方針について】
1226-05
内郭防護設備として設置する水密扉の開閉に係る運用管理につ
いて、詳細を説明すること。
24/28
平成 26 年 3 月 6 日
資料 2-3-2
P.7
資料 2-3-3
補足 2
平成 26 年 3 月 6 日
資料 2-2-1
P.18～19
資料 2-2-2
平成 26 年 3 月 6 日
資料 2-2-1
P.20
資料 2-2-2
平成 26 年 3 月 6 日
資料 2-2-1
P.21～22
資料 2-2-2
添付資料-7
平成 26 年 3 月 6 日
資料 2-2-1
P.23
資料 2-2-2
平成 26 年 3 月 6 日
資料 2-2-1
P.24
資料 2-2-2
No.
指摘事項
【耐津波設計方針について】
1226-06
津波影響軽減施設として設置するフラップゲートについて、点検方
法、点検頻度について検討の上、説明すること。
【耐津波設計方針について】
1226-07
ブラックアウトシーケンスにより海水ポンプが４台全台運転となった
場合、海水ピット水位が低下した際に海水ポンプ２台停止する運用
手順について、説明すること。
【耐震設計の基本方針について】
1226-15
緊急時対策所について、建物全体としての要求機能を整理の上、
評価すること。また、気密性についても説明すること。
【耐震設計の基本方針について】
1226-16
免震構造である緊急時対策所の評価に用いる地震動について説
明すること。
【竜巻影響評価】
1227-01
飛来物発生防止対策について、その有効性を整理し、提示するこ
と。
【竜巻影響評価】
1227-02
1227-03
1227-04
重油タンクの強度評価については、飛来物の形状や衝撃吸収材
の上に設置されている鉄板の効果等を踏まえて評価し、提示する
こと。
【竜巻影響評価】
海水ピットクレーン使用時の運用の手順を整理し、提示すること。
【降下火砕物（火山灰）による設備影響評価】
火山灰と重畳させる積雪量（７ｃｍ）の考え方を再整理すること。
25/28
回答
平成 26 年 3 月 6 日
資料 2-2-1
P.25～26
資料 2-2-2
添付資料-11
平成 26 年 3 月 6 日
資料 2-2-1
P.27
資料 2-2-2
添付資料-8
平成 26 年 9 月 25 日
資料 1-2-3
P.2
資料 1-2-2
P.231/343
追加設置する｢緊急時
対策所(EL.32m)｣は、
免震構造ではなく、耐
震構造を採用。
平成 26 年 1 月 30 日
資料 3-3-1
P.1～6
資料 3-3-2
補足Ⅰ
平成 26 年 1 月 30 日
資料 3-3-1
P.7～16
資料 3-3-2
補足Ⅰ
平成 26 年 1 月 30 日
資料 3-3-1
P.17～19
資料 3-3-2
補足Ⅰ
平成 26 年 3 月 13 日
資料 3-2-1
P.9～14
資料 3-2-2
補足 3
No.
指摘事項
【工事計画について】
1227-05
重大事故等対処設備に係る工事計画手続き対象設備の抽出方法
について再整理すること。技術基準規則、規則の解釈に示す規制
上必要とされる設備を漏れなく抽出していることを説明するフローと
すること。整理の結果、多様性拡張設備（自主設置設備）に整理し
たものについても提示すること。
【インターフェイスシステムＬＯＣＡ】
0116-01
ユニハンドラ弁の駆動軸を延長しているが、弁本体との距離が離れ
ても適切に作動することの確認内容を説明すること。
【インターフェイスシステムＬＯＣＡ】
0116-02
ユニハンドラ弁はＩＳＬＯＣＡ時の雰囲気温度に対し機能維持される
ことを試験により確認とあるが、この確認内容を説明すること。
【インターフェイスシステムＬＯＣＡ】
0116-03
ＩＳＬＯＣＡ時においても余熱除去冷却器が破損しないことを強度計
算で確認しているが、この強度計算で確認した必要最小厚さが確
保されていることをどのように確認しているのか、検査内容を説明
すること。
【インターフェイスシステムＬＯＣＡ】
0116-04
ＩＳＬＯＣＡ発生時の溢水評価において、床ドレン配管を期待してい
ることから、期待している排水能力に対する担保について、保守管
理等の観点も含めて整理して説明すること。
【外部火災】
0130-01
航空機落下による火災における重油タンクへの影響評価につい
て、燃焼継続時間以降の温度上昇を確認すること。
回答
平成 26 年 1 月 23 日
資料 2-1
資料 2-2-2
添付-1
資料 2-4
平成 26 年 9 月 25 日
資料 1-4-1
P.11～14
資料 1-4-3
添付 1.3-100～111
平成 26 年 9 月 25 日
資料 1-4-1
P.8～10
資料 1-4-3
添付 1.3-100～109
平成 26 年 9 月 25 日
資料 1-4-1
P.7
資料 1-4-2
添付 2.8.4-41～42
平成 26 年 9 月 25 日
資料 1-4-1
P.4～6
資料 1-4-3
添付 1.3-57～64
平成 26 年 3 月 13 日
資料 3-2-1
P.23～25
【原子炉冷却材圧力バウンダリ弁に関する設計上の考慮について】
0130-02
管台と母管との継手については、建設時にクラス１機器要求検査で
ある 1/2PT 検査を実施しておらず、供用後に同様の検査を実施す
ることはできない。建設時の施工プロセスを踏まえて想定欠陥（内
在欠陥）を整理し、劣化モードも考慮した上で、今後実施する点検
の妥当性について説明すること。
26/28
平成 26 年 3 月 13 日
資料 3-2-1
P.15～22
No.
指摘事項
【確率論的リスク評価（ＰＲＡ）について】
0130-03
起因事象の発生頻度評価にあたっての評価時間の設定の基本的
な考え方を説明すること。
【確率論的リスク評価（ＰＲＡ）について】
0130-04
地震ＰＲＡで想定しているＡＴＷＳについて、有効性評価としての
対応を整理すること。
【確率論的リスク評価（ＰＲＡ）について】
0130-05
ＭＣＣＩでのＺｒ等の寄与等を整理したうえで、水素の発生量、発生
時期を踏まえ、水素燃焼に対する評価事故シーケンスの選定の考
え方を整理すること。
【燃料体等取扱施設及び貯蔵施設について】
0213-02
ＳＡ時に使用する使用済燃料ピット監視設備に対する空冷式非常
用発電装置以外の代替電源設備からの給電について、必要負荷
を明示すること。
【内部溢水の影響評価について】
0213-04
水密区画を構成する鉄筋コンクリート壁からの溢水に対する拡大
防止対策や漏水回収方法の有効性について説明すること。
【内部溢水の影響評価について】
0213-05
海水ピットポンプ室に設置する竜巻・溢水防護設備の詳細設計を
踏まえて、これらの防護設備が重大事故対応に影響を及ぼさない
ことを説明すること。
【津波の評価について】
0220-01
津波下降側の評価で、海水ポンプの取水性が確保されていること
を示すため、管路解析について詳細に説明すること。
【津波の評価について】
0220-02
海水ピット内のフラップゲートが、津波影響軽減施設なのか、もっと
重要なものなのか明確にするために、海水ピット堰がない場合の
海水ピット水位を示すこと。
27/28
回答
平成 26 年 12 月 25 日
資料 1-3-1
P.5-1～5-4
資料 1-3-2
補足Ⅴ
平成 26 年 12 月 25 日
資料 1-3-1
P.6-1～6-5
資料 1-3-2
補足Ⅵ
平成 26 年 12 月 25 日
資料 1-3-1
P.7-1～7-6
資料 1-3-2
補足Ⅶ
平成 26 年 11 月 27 日
資料 2-2-1
P.6
資料 2-2-2
補足Ⅲ
平成 26 年 3 月 13 日
資料 3-2-1
P.1～4
資料 3-2-2
補足 1
平成 26 年 3 月 13 日
資料 3-2-1
P.5～8
資料 3-2-2
補足 2
平成 26 年 3 月 6 日
資料 2-2-1
P.28～39
資料 2-2-2
添付資料-3
平成 26 年 3 月 6 日
資料 2-2-1
P.40
資料 2-2-2
No.
指摘事項
【CV 関連共通課題】
0227-04-01 格納容器再循環ユニットの除熱性能、PAR の性能評価、格納容器
内における水素成層化対策について説明すること。
【内部火災について】
0306-03
中央制御室の盤内において、テフロン電線以外の電線の燃焼に
対する感知が可能か説明すること。
【内部火災について】
0306-04
格納容器内の火災防護対策について、空間的な位置を勘案し、
輻射熱の影響を踏まえて格納容器スプレイによるウォーターミスト
の有効性を確保するよう配慮すること。
【大規模損壊発生時の体制等の整備状況について】
0306-05
大規模損壊を発生させる可能性のある自然災害の選定において
は、単に低頻度との理由で除外しないこと。
【大規模損壊発生時の体制等の整備状況について】
0306-06
大規模損壊発生時のプラント状態の確認方法、優先的に実施す
るものをどのように判断するのか説明すること。
【緊急時対策所電源の強化について】
0313-01
300kVA 電源車の必要台数について、可搬型重大事故等対処設
備に求められる技術基準への適合性について説明すること。
【緊急時対策所電源の強化について】
0313-02
300kVA 電源車対応で見直した緊急時対策所負荷について、緊
急時対策所に求められる機能が維持されることを整理の上、説明
すること。
【緊急時対策所の追加設置について】
14-0925-01
災害対策本部要員３６名のみでなく、現場に向かう災害対策要員
６１名を含めた緊急時対策所の居住性について、７日間の活動が
可能であることを説明せよ。
【緊急時対策所の追加設置について】
14-0925-02 １，２号炉の使用済燃料ピットが被災した場合の緊急時対策所
(EL.32m)への影響について説明すること。
28/28
回答
平成 26 年 12 月 25 日
資料 1-3-1
P.4-1～4-6
資料 1-3-2
補足Ⅱ，Ⅲ，Ⅳ
平成 26 年 11 月 27 日
資料 2-3-1
P.8
資料 2-3-2
補足Ⅳ
平成 26 年 11 月 27 日
資料 2-3-1
P.9～12
資料 2-3-2
補足Ⅴ
平成 26 年 3 月 13 日
資料 3-4-1
P.3-1～3-22
平成 26 年 3 月 13 日
資料 3-4-1
P.4-5～4-11
平成 26 年 9 月 25 日
資料 1-2-3
P.1
資料 1-2-2
P.186/343
平成 26 年 9 月 25 日
資料 1-2-3
P.1
資料 1-2-2
P.186/343
平成 26 年 11 月 27 日
資料 2-3-1
P.2～3
資料 2-3-2
補足Ⅰ
平成 26 年 11 月 27 日
資料 2-3-1
P.4～7
資料 2-3-2
補足Ⅱ，Ⅲ

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