女川原子力発電所 審査状況
当社の原子力発電所の適合性審査申請について

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これまで開催された審査会合について、開催日順に紹介しています。

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  • 2018年1月18日 第539回審査会合(101回目) 【津波】耐津波設計方針について(防潮堤の設計方針)/説明スケジュール
  • 2018年1月12日 第538回審査会合(100回目) 【地震】地震評価について(基準地震動の年超過確率の参照)
  • 2017年12月26日 第537回審査会合(99回目) 【重大事故等対策】有効性評価(燃料プール等燃料損傷防止対策)/
    【地震】耐震設計方針/説明スケジュール
  • 2017年12月19日 第534回審査会合(98回目) 【火災防護対策】内部火災/【その他自然現象等】外部事象/説明スケジュール
  • 2017年11月30日 第529回審査会合(97回目) 【重大事故等対策】津波PRA(炉心損傷防止対策関連)/説明スケジュール
  • 2017年11月16日 現地調査
    •  原子力規制委員会による女川2号機の現地調査が実施されました。
       調査では,防潮堤や淡水貯水槽、代替循環冷却系※の設置予定箇所、原子炉格納容器圧力逃がし装置※(原子炉格納容器フィルタベント系)の設置予定箇所等について確認が行われました。
       原子力規制委員会からは、「現地調査は非常に有意義であった。連携の良さや技術力の高さを感じた。これからもぜひとも着実に審査に対応していただきたい」などの講評をいただきました。

      (用語解説)
      代替循環冷却系残留熱除去系※ポンプと並列に設置する常設の代替循環冷却ポンプにより、残留熱除去系の配管および熱交換器を経由して原子炉等への注水を可能とする系統
      残留熱除去系原子炉が停止した後も、燃料の中に蓄積した核分裂生成物から熱が発生するが、この熱を除去・冷却するための系統
      原子炉格納容器圧力逃がし装置原子炉格納容器内の圧力が上昇した際に、格納容器内のガスをフィルタ装置を通して大気へ逃がすことにより、格納容器の破損を防止するとともに、排気中に含まれる放射性物質の環境への放出量を低減するもの
      適合性審査に関する用語解説
  • 2017年11月14日 第527回審査会合(96回目) 【火災防護対策】内部火災/説明スケジュール
  • 2017年10月26日 第523回審査会合(95回目) 先行炉の審査状況を踏まえた新規制基準への対応状況等
  • 2017年8月10日 第496回審査会合(94回目) 【地震】基準地震動の策定
    • 基準地震動の策定

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       基準地震動※の策定(以前の審査会合で原子力規制委員会から説明を求められている点への回答)について審議されました。
       当社からは、前回(平成28年12月9日)の審査会合における原子力規制委員会からのコメントを踏まえ、プレート間地震※Ss−D1(640ガル)について、保守的に裕度を持たせる観点から、応答スペクトル※の形状および地震動の継続時間を変更したことや、海洋プレート内地震※について、Ss−D2およびSs−D3と異なる評価手法による地震動を新たに1つ追加することを説明しました。
       本審査項目について、原子力規制委員会からは、概ね妥当な検討がなされていると評価されました。
       この結果、基準地震動は合計7つになりましたが、最大加速度はSs−D2の1,000ガルから変更はありません。
       女川原子力発電所については、適合性審査申請時の基準地震動に対して裕度を持たせた耐震工事を進めているため、新たな基準地震動の設定による発電所の設備への影響はないものと考えておりますが、今後、策定した7つの基準地震動に基づき、設備面における詳細な影響評価を進めてまいります。

      プレスリリース「女川原子力発電所2号機の新規制基準適合性審査における基準地震動の変更および追加について」

      (用語解説)
      基準地震動原子力発電所の耐震設計において基準とする地震動であり、敷地周辺において発生する可能性がある最大の地震の揺れの強さを示すもの。
      プレート間地震海洋プレートと大陸プレートが接している境界で発生する地震。
      応答スペクトル 地震動がいろいろな構造物に対して、どの程度の大きさの揺れ(応答)を生じさせるかを描いたグラフ。
      海洋プレート内地震大陸プレートに沈み込む(沈み込んだ)海洋プレート内で発生する地震。
      適合性審査に関する用語解説

      (提出資料)

  • 2017年6月15日 第475回審査会合(93回目) 【地震】耐震設計方針について(論点整理,東北地方太平洋沖地震等による原子炉建屋の構造的影響評価)
    •  耐震設計方針(以前の審査会合で原子力規制委員会から説明を求められている点への回答)について審議されました。
       当社からは、前回(平成29年1月17日)の審査会合で原子力規制委員会から説明を求められていた2011年東北地方太平洋沖地震(3.11地震)等による原子炉建屋への構造的な影響(耐震性や初期剛性※の低下)について説明しました。
       具体的には、原子炉建屋の耐震壁の鉄筋に損傷が認められないこと、地盤の支持力にも十分な余裕があることなどから、原子炉建屋には初期剛性の低下はあるものの耐震壁等に構造上問題となる損傷はないこと(耐力※に影響はないこと)を説明しました。
       初期剛性の低下の要因については、今後、材料の特性等に起因する影響等(コンクリートの乾燥収縮※による初期剛性の低下等)に関して説明することとしております。
       原子力規制委員会からは、原子炉建屋の影響評価の設計体系への反映やコンクリートの乾燥収縮による初期剛性低下の影響等について、詳細な説明を求められたことから、今後の審査において説明してまいります。

      (用語解説)
      初期剛性と耐力初期剛性とは、地震の揺れの力に対する変形のしづらさの度合いのこと。耐力とは、地震の揺れに耐える力、強度のこと。
      耐震壁は鉄筋コンクリートで造られているが、地震の揺れによって部分的に「圧縮力」と「引張り力」の双方を受ける。コンクリートは「圧縮力」に強く、「引張り力」に弱いという特性がある。そのため、地震の揺れによって耐震壁が「引張り力」を受けるとコンクリートに微細なひび割れが発生し初期剛性は低下するが、鉄筋が「引張り力」を負担するため、鉄筋が健全であれば耐震壁の耐力に影響はない。
      乾燥収縮コンクリートが固まるときに、内部に存在する水分が減少し体積が収縮すること。その際、ひび割れを伴うことがある。コンクリートの乾燥収縮は一般的な現象であり、長期にわたり継続する。
      適合性審査に関する用語解説

      (提出資料)

  • 2017年6月9日 第474回審査会合(92回目) 【地震】敷地の地形,地質・地質構造
  • 2017年4月28日 第466回審査会合(91回目) 【津波】津波評価について(基準津波の年超過確率の参照)
    •  基準津波※の年超過確率※(以前の審査会合で原子力規制委員会から求められた、3.11地震の扱い等についての回答)について審議されました。
       女川原子力発電所の基準津波を超える高さの津波が発生する1年あたりの確率についての検討結果を示し、基準津波の年超過確率は、水位上昇※側で百万〜1千万分の1、水位下降※側で千〜1万分の1程度となることを説明しました。
       本審査項目について、原子力規制委員会からは、概ね妥当な検討がなされていると評価されました。
       今後は、基準津波に関するまとめの資料の審査が行われる予定です。

      (用語解説)
      基準津波原子炉施設の供用期間中(運転開始から廃炉までの間)に極めてまれではあるが発生する可能性があり、施設に大きな影響を与えるおそれがある津波。
      基準津波の年超過確率基準津波(押し波、引き波)を超える高さの津波(引き波の場合であれば、引き波時の水位を下回る津波)が発生する1年あたりの確率。
      水位上昇・水位下降津波については、「水位上昇(押し波)」ならびに「水位下降(引き波)」の影響を評価している。
      適合性審査に関する用語解説

      (提出資料)

  • 2017年3月24日 第456回審査会合(90回目) 【地震】敷地の地形,地質・地質構造
  • 2017年2月24日 第446回審査会合(89回目) 【その他自然現象等】火山影響評価
  • 2017年2月3日 第439回審査会合(88回目) 【津波】津波評価について
    • 基準地震動の策定

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      【津波】基準津波に対する安全性(砂移動評価)
       基準津波※に対する安全性(砂移動評価)(以前の審査会合で原子力規制委員会から求められた、追加資料による説明性の向上への回答)について審議されました。
       海水中に浮遊する砂の濃度分布や移動の活発さ等について追加資料を踏まえて、基準津波によって生じる海底の土砂の移動・堆積が取水口や非常用海水ポンプ等の取水機能に影響を及ぼさないことを説明しました。
       本審査項目について、原子力規制委員会からは、概ね妥当な検討がなされていると評価されました。

      【津波】基準津波の年超過確率の参照
       基準津波の年超過確率※について審議されました。
       女川原子力発電所の基準津波を超える高さの津波が発生する1年あたりの確率について説明しました。
       この基準津波の年超過確率の算定にあたっては、新規制基準適合性審査申請以降の最新知見も踏まえた評価を行っております。
       また、3.11地震の発生に伴い、これまで断層等に蓄積した歪みはほぼ解消し、今後数百年の期間に3.11地震と同程度の津波が発生する可能性は小さい(地震調査研究推進本部(2012))ことを考慮しております。
       原子力規制委員会より、3.11地震等の扱いについて、あらためて説明することなどを求められたことから、今後の審査において説明してまいります。

      (用語解説)
      基準津波原子炉施設の供用期間中(運転開始から廃炉までの間)に極めてまれではあるが発生する可能性があり、施設に大きな影響を与えるおそれがある津波。
      基準津波の年超過確率基準津波(押し波、引き波)を超える高さの津波(引き波の場合であれば、引き波時の水位を下回る津波)が発生する1年あたりの確率。
      適合性審査に関する用語解説

      (提出資料)

  • 2017年1月17日 第430回審査会合(87回目) 【地震】耐震設計方針について(東北地方太平洋沖地震後の影響評価の概要)
    •  耐震設計方針(以前の審査会合で原子力規制委員会から説明を求められている点への回答)等について審議されました。
       当社からは、前回(83回目・平成28年11月17日)の審査会合で原子力規制委員会から説明を求められていた「2011年東北地方太平洋沖地震(3.11地震)」等を踏まえた建屋応答解析※モデル(女川原子力発電所では、3.11地震および4.7地震のシミュレーション解析結果を踏まえ、建屋の初期剛性(地震の揺れの力に対する変形のしづらさの度合い)を低下させたモデルを採用している)の策定概要などについて説明しました。
       また、3.11地震等の影響に関して、原子炉建屋における地震後の点検結果概要などもあわせて説明しております。
       原子力規制委員会より、3.11地震等を踏まえた建屋応答解析モデルを適用する妥当性について、地震後の点検結果も含め、詳細に説明することなどを求められたことから、今後の審査において説明してまいります。

       なお、今回の審査会合を受けて報道された原子炉建屋の1,130箇所のひび割れにつきましては、そのほとんど(1,046箇所)が幅0.3mm未満の微細なものであり、構造上問題となるものではなく、詳細な調査を必要とする幅1.0mm以上のひび割れはありません。これらのひび割れは地震により発生したものと考えられますが、ひび割れには乾燥収縮※による影響も考えられるため、詳細な検討を実施中です。
       また、ひび割れによる原子炉建屋の耐震壁の初期剛性(地震の揺れの力に対する変形のしづらさの度合い)※の低下が認められておりますが、建屋の耐力(地震の揺れに耐える力、強度)※は低下していないため、耐震安全性に影響を与えるものではありません。
       なお、当社では、基準地震動が建設当初より大きくなっていることも踏まえ、耐震裕度の更なる向上を図る観点から、原子炉建屋の耐震壁の増し打ちや鉄骨の筋交いを設置するとともに、機器配管のサポートなどの耐震工事も進めてきたことから、耐震安全性は確保されているものと考えております。

      〔経 緯〕
      3.11地震に伴う施設への影響評価等の検討については、国の指示に基づき、これまでも旧原子力安全・保安院の意見聴取会で説明を行っております。

      (用語解説)
      建屋応答解析地震に対する建物の揺れ方を明らかにするプロセス。
      乾燥収縮コンクリートが固まるときに、内部に存在する水分が減少し体積が収縮すること。その際、ひび割れを伴うことがある。コンクリートの乾燥収縮は一般的な現象であり、長期にわたり継続する。
      初期剛性と耐力初期剛性とは、地震の揺れの力に対する変形のしづらさの度合いのこと。耐力とは、地震の揺れに耐える力、強度のこと。
      耐震壁は鉄筋コンクリートで造られているが、地震の揺れによって部分的に「圧縮力」と「引張り力」の双方を受ける。コンクリートは「圧縮力」に強く、「引張り力」に弱いという特性がある。そのため、地震の揺れによって耐震壁が「引張り力」を受けるとコンクリートに微細なひび割れが発生し初期剛性は低下するが、鉄筋が「引張り力」を負担するため、鉄筋が健全であれば耐震壁の耐力に影響はない。
      適合性審査に関する用語解説

      (提出資料)

  • 2016年12月16日 第423回審査会合(86回目) 【津波】津波評価について(基準津波に対する安全性(砂移動評価))
    • 基準地震動の策定

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       基準津波※に対する安全性(砂移動評価)について審議されました。
       第404回審査会合(81回目・平成28年9月30日)において概ね妥当と評価された基準津波に関して、それによって生じる海底の土砂の移動・堆積が取水口や非常用海水ポンプ等の取水機能に影響を及ぼさないことを、当社より説明しました。
       本審査項目については、説明性の向上と妥当性の確認のため、海水中に浮遊する砂の濃度分布や移動の活発さ等についての資料を追加するよう求められたことから、今後の審査において説明してまいります。

      (用語解説)
      基準津波原子炉施設の供用期間中(運転開始から廃炉までの間)に極めてまれではあるが発生する可能性があり、施設に大きな影響を与えるおそれがある津波。
      適合性審査に関する用語解説

      (提出資料)

  • 2016年12月9日 第420回審査会合(85回目) 【地震】基準地震動の策定
    • 基準地震動の策定

      ▲画像クリックで拡大表示されます。

       基準地震動※の策定について審議されました。
       当社より、これまで審議された各地震タイプにおける審議結果を踏まえ策定した基準地震動について説明しました。説明要旨は以下のとおりです。

      ○当社は、女川原子力発電所2号機の新規制基準適合性審査の申請にあたり、耐震安全性評価に係る基準地震動について、東北地方太平洋沖地震等で得られた知見等を踏まえ、「プレート間地震※」を考慮した基準地震動Ss−1(640ガル)と、「海洋プレート内地震※」、「内陸地殻内地震※」および「震源を特定せず策定する地震動※」を考慮した基準地震動Ss−2(1,000ガル)を設定。

      ○基準地震動に係る審査については、「プレート間地震」、「海洋プレート内地震」、「内陸地殻内地震」、「震源を特定せず策定する地震動」の地震タイプごとに審議が行われ、当社は審査会合での指摘事項等を踏まえ、さらに厳しい条件で追加評価を実施。

      ○このたび、地震タイプごとの追加評価結果を踏まえ、基準地震動を再評価した結果、適合性審査申請時に設定した基準地震動Ss−2(1,000ガル)の評価を見直すとともに、新たに4つの地震動を追加し、この結果、6つの地震動を基準地震動として設定。

       今回の審査会合では、6つの基準地震動のうち「プレート間地震」による基準地震動Ss-D1(640ガル)について設定の考え方を整理するよう求められたことなどから、今後の審査において説明してまいります。

      プレスリリース「女川原子力発電所2号機の新規制基準適合性審査における基準地震動の策定結果について」

      (用語解説)
      基準地震動原子力発電所の耐震設計において基準とする地震動であり、敷地周辺において発生する可能性がある最大の地震の揺れの強さを示すもの。
      プレート間地震海洋プレートと大陸プレートが接している境界で発生する地震。
      海洋プレート内地震大陸プレートに沈み込む(沈み込んだ)海洋プレート内で発生する地震。
      内陸地殻内地震大陸プレート内部での断層運動により発生する地震で、深さがおおむね約30kmよりも浅い地殻の内部で発生する地震。
      震源を特定せず策定する地震動震源と活断層を関連付けることが困難な、過去の内陸地殻内の地震による地震動。
      適合性審査に関する用語解説

      (提出資料)

  • 2016年11月18日 第417回審査会合(84回目) 【地震】敷地の地形、地質・地質構造
  • 2016年11月17日 第415回審査会合(83回目) 設計基準への適合性について
    •  本日の審査会合では、沸騰水型原子炉(BWR)※4プラント(当社女川原子力発電所2号機、中部電力浜岡原子力発電所4号機、中国電力島根原子力発電所2号機、日本原子力発電東海第二発電所)の耐震設計の論点について、先行プラントとの相違点および各プラント固有の特徴を中心に説明を行いました。
       原子力規制委員会より、3.11地震等を踏まえた建屋応答解析※モデルを適用する妥当性について、地震後の建屋の状態確認結果も含め、詳細に説明することなどを求められたことから、今後の審査において説明してまいります。

      (用語解説)
      沸騰水型原子炉(BWR)核分裂によって発生した熱を使って原子炉の中の水を沸騰させて蒸気をつくり、その蒸気の力で発電用のタービンを回して電気をつくる原子炉。
      建屋応答解析地震に対する建物の揺れ方を明らかにするプロセス。
      適合性審査に関する用語解説

      (提出資料)

  • 2016年11月4日 第413回審査会合(82回目) 【地震】基準地震動の策定(海洋プレート内地震)/
    【地震】基準地震動の策定(震源を特定せず策定する地震動)
    • 基準地震動の策定

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      ・【地震】基準地震動の策定(海洋プレート内地震)
       基準地震動※の策定のうち「海洋プレート内地震※」(以前の審査会合で原子力規制委員会から説明を求められている点への回答)について審議されました。
       「海洋プレート内地震」による地震動について、これまでの審査会合におけるコメント等を踏まえ、さらに厳しい条件で追加評価した結果を説明しました。
       これにより得られた地震動は、適合性審査申請時の基準地震動Ss−1(640ガル)、Ss−2(1,000ガル)を一部の周期※で上回るものです。
       本審査項目について、原子力規制委員会からは、概ね妥当な検討がなされていると評価されました。
       なお、女川原子力発電所は、適合性審査申請時の基準地震動に対して裕度を持たせた耐震工事を進めているため、今回の追加評価による施設への影響はないものと考えておりますが、今後、詳細な評価を実施することとしております。

      ・【地震】基準地震動の策定(震源を特定せず策定する地震動)
       基準地震動の策定のうち「震源を特定せず策定する地震動※」(以前の審査会合で原子力規制委員会から説明を求められている点への回答)について審議されました。
       「震源を特定せず策定する地震動」について、地質・地質構造や、火山、地震活動といった多様な側面から、地域特性の考え方を説明し、女川原子力発電所においては、「2004年北海道留萌支庁南部地震(留萌地震)※」を考慮することが適切である旨を説明しました。
       本審査項目について、原子力規制委員会からは、概ね妥当な検討がなされていると評価されました。

       これにより、全ての地震発生様式(プレート間地震※、海洋プレート内地震、内陸地殻内地震※、震源を特定せず策定する地震動)について概ね妥当と評価されたことから、今後、これらの地震動評価をまとめ、基準地震動の詳細評価である「基準地震動の策定」について審議される予定です。

      (用語解説)
      基準地震動原子力発電所の耐震設計において基準とする地震動であり、敷地周辺において発生する可能性がある最大の地震の揺れの強さを示すもの。
      海洋プレート内地震大陸プレートに沈み込む(沈み込んだ)海洋プレート内で発生する地震。
      周期揺れが1往復するのにかかる時間のこと。地震が起きると様々な周期を持つ揺れ(地震動)が発生するが、建物や設備の構造物は同じ地震でも速く揺れたり、ゆっくり揺れたりと、それぞれ揺れ方が異なる。これは構造物が個々に揺れやすい固有の周期(固有周期)を持っているためである。当社は基準地震動によって、様々な固有周期を持つ構造物にどのような大きさの力が作用するかについて評価している。
      震源を特定せず策定する地震動震源と活断層を関連付けることが困難な、過去の内陸地殻内の地震による地震動。
      2004年北海道留萌支庁南部地震(留萌地震)震源を特定せず策定する地震動(震源と活断層を関連付けることが困難な、過去の内陸地殻内の地震による地震動)の評価にあたり、検討すべき過去の地震(16地震)の一つ。
      プレート間地震海洋プレートと大陸プレートが接している境界で発生する地震。
      内陸地殻内地震大陸プレート内部での断層運動により発生する地震で、深さがおおむね約30kmよりも浅い地殻の内部で発生する地震。
      適合性審査に関する用語解説

      (提出資料)

  • 2016年9月30日 第404回審査会合(81回目) 【津波】基準津波の策定(3.11型の地震、海洋プレート内地震、津波地震等に起因する津波)
  • 2016年9月15日 第400回審査会合(80回目) 【重大事故等対策】有効性評価(炉心損傷防止対策、格納容器破損防止対策、長期安定性)
    •  重大事故発生後の炉心損傷※防止対策および格納容器破損※防止対策に係る長期安定維持(以前の審査会合で原子力規制委員会から説明を求められている点への回答)について審議されました。
       本審査項目について、当社は前回の審査会合(平成28年8月25日開催)で既に説明を行っており、今回は、中部電力および中国電力が長期安定維持に係る残留熱除去系※の復旧について回答したほか、前回の審査会合にて説明を求められていた除熱手段の多様化についても、設計方針を説明しました。
       なお、除熱手段の多様化については、各社が詳細の検討を行った後にあらためて説明するよう求められており、当社としても今後の審査において説明してまいります。

      (用語解説)
      炉心損傷原子炉内の燃料の冷却不足により、原子炉内の燃料温度が上昇することによって、燃料棒を包む被覆管の相当量が損傷した状態のこと
      格納容器破損炉心損傷後、格納容器内部の温度や圧力が上昇することなどにより、格納容器が破損すること
      残留熱除去系原子炉が停止した後も、燃料の中に蓄積した核分裂生成物から熱が発生するが、この熱を除去・冷却するための系統
      適合性審査に関する用語解説

      (提出資料)

  • 2016年8月25日 第393回審査会合(79回目) 【重大事故等対策】有効性評価(炉心損傷防止対策、格納容器破損防止対策、長期安定性)
    •  重大事故発生後の炉心損傷※防止対策および格納容器破損※防止対策に係る長期安定維持(以前の審査会合で原子力規制委員会から説明を求められている点への回答)について審議されました。
       この長期安定維持は、原則、残留熱除去系※の復旧で実現すること、残留熱除去系の復旧が困難な場合には代替循環冷却系※による除熱を行うことなどを説明しました。
       また、残留熱除去系の復旧に係る手順について説明しました。
       本審査項目については、残留熱除去系や代替循環冷却系以外の除熱手段についても説明するよう求められたことから、今後の審査において説明してまいります。

      (用語解説)
      炉心損傷原子炉内の燃料の冷却不足により、原子炉内の燃料温度が上昇することによって、燃料棒を包む被覆管の相当量が損傷した状態のこと
      格納容器破損炉心損傷後、格納容器内部の温度や圧力が上昇することなどにより、格納容器が破損すること
      残留熱除去系原子炉が停止した後も、燃料の中に蓄積した核分裂生成物から熱が発生するが、この熱を除去・冷却するための系統
      代替循環冷却系残留熱除去系ポンプと並列に設置する常設の代替循環冷却ポンプにより、残留熱除去系の配管および熱交換器を経由して原子炉等への注水を可能とする系統
      適合性審査に関する用語解説

      (提出資料)

  • 2016年8月19日 第390回審査会合(78回目) 【地震】基準地震動の策定(プレート間地震)
    • 基準地震動の策定

      ▲画像クリックで拡大表示されます。

       基準地震動※の策定のうち「プレート間地震」※について審議されました。 「プレート間地震」による地震動に関するこれまでの審査会合におけるコメント等を踏まえ、不確かさ※の考え方を整理した結果得られた地震動(722ガル)などについて説明しました。
       これにより得られた地震動は、適合性審査申請時の基準地震動Ss−1(640ガル)、Ss−2(1,000ガル)を一部の周期※帯で上回るものです。
       本審査項目については、原子力規制委員会から、評価の一部の計算結果を補足的に示すようコメントがあったものの、おおむね妥当な検討がなされていると評価されました。
       今後、今回いただいたコメントならびに海洋プレート内地震※、震源を特定せず策定する地震動※に関するコメントへの回答などについて説明してまいります。
       なお、女川原子力発電所は、適合性審査申請時の基準地震動に対して裕度を持たせた耐震工事を進めているため、今回の追加評価による発電所の設備への影響はないものと考えておりますが、今後、詳細な評価を実施することとしております。

      (用語解説)
      基準地震動原子力発電所の耐震設計において基準とする地震動であり、敷地周辺において発生する可能性がある最大の地震の揺れの強さを示すもの。
      プレート間地震海洋プレートと大陸プレートが接している境界で発生する地震。
      不確かさの考慮より厳しい条件等で評価を行う観点から、科学的に合理性のある範囲で、様々な数値シミュレーションを行うこと。
      周期揺れが1往復するのにかかる時間のこと。地震が起きると様々な周期を持つ揺れ(地震動)が発生するが、建物や設備の構造物は同じ地震でも速く揺れたり、ゆっくり揺れたりと、それぞれ揺れ方が異なる。これは構造物が個々に揺れやすい固有の周期(固有周期)を持っているためである。当社は基準地震動によって、様々な固有周期を持つ構造物にどのような大きさの力が作用するかについて評価している。
      海洋プレート内地震大陸プレートに沈み込む(沈み込んだ)海洋プレート内で発生する地震。 震源を特定せず策定する地震動:震源と活断層を関連付けることが困難な、過去の内陸地殻内の地震。
      適合性審査に関する用語解説

      (提出資料)

  • 2016年7月12日 第379回審査会合(77回目) 【重大事故等対策】確率論的リスク評価/重要事故シーケンス選定/有効性評価(炉心損傷防止対策)
    •  確率論的リスク評価(PRA)※、重要事故シーケンス※選定、炉心損傷※防止対策の有効性評価について、以前の審査会合で説明を求められている点への回答を行いました。
       炉心損傷防止対策について、全交流動力電源喪失※時に他の安全機能(直流電源等)が喪失するシナリオに対する対策の成立性や、各社の安全対策設備の相違によるシナリオ毎の対策の違いなどについて説明し、いずれの場合においても、電源や冷却機能の代替手段により、炉心損傷防止対策が有効に機能することなどを説明しました。
       本審査項目については、主蒸気逃がし安全弁※出口温度計による炉心損傷の検出可能性などについて整理するよう求められたことから、今後の審査において説明してまいります。

      (用語解説)
      確率論的リスク評価(PRA)安全対策が有効に機能することを評価(有効性評価)するために、その前段として、重大事故に至る可能性のある事故シナリオの抽出・評価を行うこと。
      重要事故シーケンス事故シーケンスグループ※の中から、審査ガイドに記載の着眼点(炉心損傷防止対策の実施に対する余裕時間が短い、事故シーケンスグループ内のシーケンスの特徴を代表しているなど)から選定されるもの。
      事故シーケンスグループ事故の進展の仕方。重大事故等対処設備の有効性評価を実施(注水機能や電源確保等といった炉心損傷を防止するための対策の有効性を確認)するにあたって、PRAをもとに選定した複数の事故のシナリオ。
      事故シーケンス事故の進展の仕方。重大事故等対処設備の有効性評価を実施(注水機能や電源確保等といった炉心損傷を防止するための対策の有効性を確認)するにあたって、PRAをもとに選定した事故シナリオ。
      炉心損傷原子炉内の燃料の冷却不足により、原子炉内の燃料温度が上昇することによって、燃料棒を包む被覆管の相当量が損傷した状態のこと
      全交流動力電源喪失全ての交流動力電源(送電線による外部からの電源および非常用ディーゼル発電機)を喪失後、安全機能を有する系統および機器が機能喪失することによって、炉心の著しい損傷に至る事象。
      主蒸気逃がし安全弁原子炉圧力容器内で発生した蒸気により、容器内の圧力が上昇した際に、蒸気を圧力抑制室に逃がして圧力を下げる弁のこと。
      適合性審査に関する用語解説

      (提出資料)

  • 2016年7月8日 第378回審査会合(76回目) 【津波】基準津波の策定(3.11型の地震に起因する津波)
  • 2016年6月13日   現地調査(敷地内断層)
    •  原子力規制委員会による女川原子力発電所の敷地内断層に係る現地調査が実施されました。
       現地調査では、これまでの審査会合で説明した発電所敷地内の地形、地質・地質構造と敷地内断層の活動性評価について、断層の露頭やボーリングコアの観察、断層破砕部の薄片観察等を行い、確認が行われました。
       敷地内断層の活動性については、これまでの審査会合および今回の現地調査の結果を踏まえ、今後の審査において説明してまいります。

  • 2016年6月3日 第367回審査会合(75回目) 【地震】基準地震動の策定(海洋プレート内地震)/
    【地震】基準地震動の策定(震源を特定せず策定する地震動)
    • 基準地震動の策定

      ▲画像クリックで拡大表示されます。

      ・【地震】基準地震動の策定(海洋プレート内地震)
       基準地震動※の策定のうち「海洋プレート内地震※」(以前の審査会合で原子力規制委員会から説明を求められている点への回答)について審議されました。
       「海洋プレート内地震」による地震動について、これまでの審査会合におけるコメント等を踏まえ、さらに厳しい条件で追加評価をした結果を説明しました。
       これにより得られた地震動は、適合性審査申請時の基準地震動Ss−1(640ガル)、Ss−2(1,000ガル)を一部の周期※帯で上回るものです。
       本審査項目については、不確かさの考慮※の考え方等についてより詳しい説明を求められたことなどから、今後の審査において説明してまいります。
       なお、女川原子力発電所は、適合性審査申請時の基準地震動に対して裕度を持たせた耐震工事を進めているため、今回の追加評価による発電所の設備への影響はないものと考えておりますが、今後、詳細な評価を実施することとしております。
      プレスリリース「女川原子力発電所2号機の新規制基準適合性審査における基準地震動の追加評価について」(海洋プレート内地震)

      ・【地震】基準地震動の策定(震源を特定せず策定する地震動)
       基準地震動の策定のうち「震源を特定せず策定する地震動※」について審議されました。
       「震源を特定せず策定する地震動」について、適合性審査申請時から、最新知見の収集・整理を行いながら継続して検討を進めることとしておりましたが、「震源を特定せず策定する地震動」として、「2004年北海道留萌支庁南部地震(留萌地震)※」を考慮することについて説明しました。
       この地震動は、基準地震動Ss−1(640ガル)およびSs−2(1,000ガル)を一部の周期帯で上回るものです。
       本審査項目については、考慮する地震の考え方の説明を求められたことから、今後の審査において説明してまいります。
       なお、女川原子力発電所は、適合性審査申請時の基準地震動に対して裕度を持たせた耐震工事を進めているため、今回の追加評価による発電所の設備への影響はないものと考えておりますが、今後、詳細な評価を実施することとしております。
      プレスリリース「女川原子力発電所2号機の新規制基準適合性審査における基準地震動の追加評価について」(震源を特定せず策定する地震動)

      (用語解説)
      基準地震動原子力発電所の耐震設計において基準とする地震動であり、敷地周辺において発生する可能性がある最大の地震の揺れの強さを示すもの。
      海洋プレート内地震大陸プレートに沈み込む(沈み込んだ)海洋プレート内で発生する地震。
      周期揺れが1往復するのにかかる時間のこと。地震が起きると様々な周期を持つ揺れ(地震動)が発生するが、建物や設備の構造物は同じ地震でも速く揺れたり、ゆっくり揺れたりと、それぞれ揺れ方が異なる。これは構造物が個々に揺れやすい固有の周期(固有周期)を持っているためである。当社は基準地震動によって、様々な固有周期を持つ構造物にどのような大きさの力が作用するかについて評価している。
      不確かさの考慮より厳しい条件等で評価を行う観点から、科学的に合理性のある範囲で、様々な数値シミュレーションを行うこと。
      震源を特定せず策定する地震動震源と活断層を関連付けることが困難な、過去の内陸地殻内の地震による地震動。
      2004年北海道留萌支庁南部地震(留萌地震)震源を特定せず策定する地震動(震源と活断層を関連付けることが困難な、過去の内陸地殻内の地震による地震動)の評価にあたり、検討すべき過去の地震(16地震)のひとつ。
      適合性審査に関する用語解説

      (提出資料)

  • 2016年4月22日 第354回審査会合(74回目) 【地震】敷地の地形、地質・地質構造
  • 2016年4月21日 第353回審査会合(73回目) BWR審査における論点及び今後の審査の進め方について
    •  本日の審査会合では、BWR※4プラント(当社女川原子力発電所2号機、中部電力浜岡原子力発電所4号機、中国電力島根原子力発電所2号機、日本原子力発電東海第二発電所)の適合性審査を再開するにあたり、各社より審査における論点や審査会合に対応できる時期について説明しました。
       その後、上記4プラントに東京電力柏崎刈羽原子力発電所6・7号機を加えた6プラントの耐震設計の論点等について、当社が代表して説明しました。
       原子力規制委員会からは、今後、調整した上で審査を並行して進めていくとの方向性が示されました。
       当社はこれまで、集中的に審査が行われてきた東京電力柏崎刈羽原子力発電所6・7号機の審査状況を注視するとともに、当社の審査資料に反映するなど、女川2号機の審査が効率的に進むよう必要な準備を進めてまいりました。
       引き続き、今後の審査会合やヒアリングにしっかりと対応してまいります。

      (用語解説)
      沸騰水型原子炉(BWR)核分裂によって発生した熱を使って原子炉の中の水を沸騰させて蒸気をつくり、その蒸気の力で発電用のタービンを回して電気をつくる原子炉。
      適合性審査に関する用語解説

      (提出資料)

  • 2016年4月8日 第347回審査会合(72回目) 【地震】基準地震動の策定(内陸地殻内地震)
    • 震源として考慮する活断層

      ▲画像クリックで拡大表示されます。

       基準地震動※の策定のうち内陸地殻内地震※(以前の審査会合で原子力規制委員会から説明を求められている点への回答)について審議されました。
       これまでの審査会合におけるコメント等を踏まえ、「F−6断層〜F−9断層」の断層モデルについて、不確かさを考慮※した場合でも、基準地震動に与える影響が小さいことなどを説明しました。
       本審査項目については、原子力規制委員会からおおむね妥当な検討がなされていると評価されました。




      (用語解説)
      基準地震動原子力発電所の耐震設計において基準とする地震動であり、敷地周辺において発生する可能性がある最大の地震の揺れの強さを示すもの。
      内陸地殻内地震大陸プレート内部での断層運動により発生する地震で、深さがおおむね約30kmよりも浅い地殻の内部で発生する地震。
      不確かさの考慮より厳しい条件等で評価を行う観点から、科学的に合理性のある範囲で、様々な数値シミュレーションを行うこと。
      適合性審査に関する用語解説

      (提出資料)

  • 2016年4月1日 第346回審査会合(71回目) 【地震】敷地周辺の活断層評価
  • 2016年3月31日 第345回審査会合(70回目) 今後のBWRプラントの審査の進め方について
    •  本日の審査会合において、原子力規制委員会より今後のBWR※プラントの審査の進め方について方針が示され、これまで実施されてきた東京電力柏崎刈羽原子力発電所6・7号機の集中審査が見直され、当社女川原子力発電所2号機、東京電力柏崎刈羽原子力発電所6・7号機、中部電力浜岡原子力発電所4号機、中国電力島根原子力発電所2号機、日本原子力発電東海第二発電所の6つのプラントが並行して審査されることとなりました。
       当社はこれまで、集中的に審査が行われてきた東京電力柏崎刈羽原子力発電所6・7号機の審査状況を注視し、当社の審査資料に反映するなど、女川2号機の審査が効率的に進むよう必要な準備を進めてまいりました。
       引き続き、今後の審査会合やヒアリングにしっかりと対応してまいります。

      (用語解説)
      沸騰水型原子炉(BWR)核分裂によって発生した熱を使って原子炉の中の水を沸騰させて蒸気をつくり、その蒸気の力で発電用のタービンを回して電気をつくる原子炉。
      適合性審査に関する用語解説

      (提出資料)

  • 2016年3月10日 第338回審査会合(69回目) 【地震】敷地周辺の活断層評価
    • 震源として考慮する活断層

      ▲画像クリックで拡大表示されます。

       敷地周辺の活断層評価(以前の審査会合で原子力規制委員会から説明を求められている点への回答)について審議されました。
       これまでの審査会合におけるコメント等を踏まえ、発電所の敷地周辺にある断層等のうち、「活動性がなく、震源として考慮する活断層に該当しない」と評価している断層等について、より詳しい調査・検討結果に基づき、活動性がないことなどを説明しました。
       原子力規制委員会から、本審査項目について、おおむね妥当な検討がなされていると評価されました。
       今後、本審査項目のまとめの審議を行い、内陸地殻内地震※(活断層による地震動評価)の審議に反映される予定です。

      (用語解説)
      内陸地殻内地震大陸プレート内部での断層運動により発生する地震で、深さがおおむね約30kmよりも浅い地殻の内部で発生する地震。
      適合性審査に関する用語解説

      (提出資料)

  • 2016年3月4日 第336回審査会合(68回目) 【地震】基準地震動の策定(プレート間地震)
    • 基準地震動の策定

      ▲画像クリックで拡大表示されます。

       基準地震動※の策定のうち「プレート間地震」※について審議されました。 「プレート間地震」による地震動について、これまでの審査会合におけるコメント等を踏まえ、さらに厳しい条件で評価したところ、新たな地震動(717ガル)が得られたことなどを説明しました。
       この地震動は、適合性審査申請時の基準地震動Ss−1(640ガル)、Ss−2(1,000ガル)を一部の周期※帯で上回るものです。
       本審査項目については、不確かさの考慮※の考え方等についてより詳しい説明を求められたことなどから、今後の審査において説明してまいります。
       なお、女川原子力発電所は、適合性審査申請時の基準地震動に対して裕度を持たせた耐震工事を進めているため、今回の追加評価による発電所の設備への影響はないものと考えておりますが、今後、詳細な評価を実施することとしております。
      プレスリリース「女川原子力発電所2号機の新規制基準適合性審査における基準地震動の追加評価について」 

      (用語解説)
      プレート間地震海洋プレートと大陸プレートが接している境界で発生する地震。
      基準地震動原子力発電所の耐震設計において基準とする地震動であり、敷地周辺において発生する可能性がある最大の地震の揺れの強さを示すもの。
      周期揺れが1往復するのにかかる時間のこと。地震が起きると様々な周期を持つ揺れ(地震動)が発生するが、建物や設備の構造物は同じ地震でも速く揺れたり、ゆっくり揺れたりと、それぞれ揺れ方が異なる。これは構造物が個々に揺れやすい固有の周期(固有周期)を持っているためである。当社は基準地震動によって、様々な固有周期を持つ構造物にどのような大きさの力が作用するかについて評価している。
      不確かさの考慮より厳しい条件等で評価を行う観点から、科学的に合理性のある範囲で、様々な数値シミュレーションを行うこと。
      適合性審査に関する用語解説

      (提出資料)

  • 2016年1月8日 第316回審査会合(67回目) 【地震】基準地震動の策定(内陸地殻内地震)
    • 震源として考慮する活断層

      ▲画像クリックで拡大表示されます。

       基準地震動※の策定のうち内陸地殻内地震(活断層による地震)について審議されました。
       内陸地殻内地震として女川の敷地に大きな影響を与える地震は「F−6断層〜F−9断層(M7.1,長さ約24km)」による地震および「仙台湾の断層群(M7.6,長さ約43km)」による地震であると評価し、これらによる地震動評価の結果について説明しました。
       本審査項目については、「F−6断層〜F−9断層」による地震動の評価に関する追加説明などを求められたことから、今後の審査において説明してまいります。

      (用語解説)
      基準地震動原子力発電所の耐震設計において基準とする地震動であり、敷地周辺において発生する可能性がある最大の地震の揺れの強さを示すもの。
      適合性審査に関する用語解説

      (提出資料)

  • 2015年12月16日 第309回審査会合(66回目) 【地震】基準地震動の策定(海洋プレート内地震)
    • 基準地震動の策定

      ▲画像クリックで拡大表示されます。

       基準地震動※の策定のうち海洋プレート内地震※(以前の審査会合で原子力規制委員会から説明を求められている点への回答)について審議されました。
       海洋プレート内地震としては、2011年4月7日に発生した宮城県沖の地震と同タイプの地震(4.7型地震)が女川の敷地に最も影響を与えると評価しており、その他の様々なタイプの海洋プレート内地震の評価結果も示しながら、基準地震動Ss-2(1000ガル)を規定している海洋プレート内地震の評価の妥当性を改めて説明しました。
       本審査項目については、4.7型地震の評価にあたって、より厳しい条件での評価(不確かさの考慮※)等を求められたことから、今後の審査において説明してまいります。

      (用語解説)
      基準地震動原子力発電所の耐震設計において基準とする地震動であり、敷地周辺において発生する可能性がある最大の地震の揺れの強さを示すもの。
      海洋プレート内地震大陸プレートに沈み込む(沈み込んだ)海洋プレート内で発生する地震。
      不確かさの考慮より厳しい条件等で評価を行う観点から、科学的に合理性のある範囲で、様々な数値シミュレーションを行うこと
      適合性審査に関する用語解説

      (提出資料)

  • 2015年10月23日 第286回審査会合(65回目) 【津波】基準津波の策定(3.11型の地震に起因する津波)
  • 2015年10月15日 第283回審査会合(64回目) 【重大事故等対策】解析コード
  • 2015年8月6日 第259回審査会合(63回目) 今後のBWRプラントの審査の進め方について/【火災防護対策】内部火災
    • ・今後のBWRプラントの審査の進め方について
       当社女川原子力発電所2号機の適合性審査はこれまで、地震・津波に係る審査を除き、設備・運用等の共通する部分について東京電力の柏崎刈羽原子力発電所6・7号機、中部電力浜岡原子力発電所4号機、中国電力島根原子力発電所2号機と合同で審査が進められておりました。
       本日の審査会合において原子力規制委員会より、今後のBWRプラントの審査を東京電力柏崎刈羽原子力発電所6・7号機に絞って集中的に進める方針が示されました。さらに、地震・津波に係る審査とは無関係に判断したものであり、許認可の順番とは当面関係ないとの説明がなされております。
       当社としましては今後、集中的に審査が行われる東京電力柏崎刈羽原子力発電所6・7号機の審査状況を踏まえながら、女川原子力発電所2号機の審査が効率的に進められるよう、引き続き対応してまいります。

      ・【火災防護対策】内部火災
       内部火災に対する防護対策(以前の審査会合で原子力規制委員会から説明を求められている点への回答)について審議されました。
       前回の審査会合(平成27年7月28日)に引き続き、火災発生を防止する難燃ケーブルの燃焼試験結果の妥当性や、火災が発生した際の検知方法の考え方などを説明しました。
       本審査項目については、一部の火災防護対策の考え方を整理するよう求められたことから、今後の審査において説明してまいります。

      (提出資料)

  • 2015年8月4日 第258回審査会合(62回目) 【重大事故等対策】原子炉建屋等水素対策
    •  原子炉建屋内の水素対策について審議されました。
       炉心に著しい損傷が発生した場合、重大事故等対処設備※により格納容器の破損を防止することで、原子炉建屋への水素漏えいを防ぎます。
       その上で、原子炉建屋への水素漏えいを考慮し、触媒反応によって水素を水に変える装置(静的触媒式水素再結合装置)により水素濃度を低減させることで、原子炉建屋の水素爆発を防止することを説明しました。
       本審査項目については、水素の漏えいを検知する水素濃度計の設置位置について検討を求められたことから、今後の審査において説明してまいります。

      (用語解説)
      重大事故等対処設備炉心損傷※や放射性物質の大量放出に至る可能性のある事故等に対処するための設備(例:炉心損傷防止のための代替注水設備、格納容器破損※防止のための格納容器代替スプレイ系やフィルタベント設備、放射性物質の拡散抑制のための放水砲やシルトフェンスなど)
      炉心損傷原子炉内の燃料の冷却不足により、原子炉内の燃料温度が上昇することによって、燃料棒を包む被覆管の相当量が損傷した状態のこと
      格納容器破損炉心損傷後、格納容器内部の温度や圧力が上昇することなどにより、格納容器が破損すること
      適合性審査に関する用語解説

      (提出資料)

  • 2015年7月28日 第254回審査会合(61回目) 【火災防護対策】内部火災
  • 2015年7月21日 第251回審査会合(60回目) 【重大事故等対策】原子炉格納容器圧力逃がし装置(原子炉格納容器フィルタベント系)
    •  原子炉格納容器圧力逃がし装置※(原子炉格納容器フィルタベント系)(以前の審査会合で原子力規制委員会から説明を求められている点への回答)について審議されました。
       フィルタベントの系統に含まれる隔離弁の健全性の確認方法や、フィルタベントの放出位置を原子炉建屋屋上としていることの妥当性などを説明しました。
       本審査項目については、フィルタベントの実施に係る判断基準などについて詳細な説明を求められたことから、今後の審査において説明してまいります。

      (用語解説)
      原子炉格納容器圧力逃がし装置原子炉格納容器内の圧力が上昇した際に、格納容器内のガスをフィルタ装置を通して大気へ逃がすことにより、格納容器の破損を防止するとともに、排気中に含まれる放射性物質の環境への放出量を低減するもの。
      適合性審査に関する用語解説

      (提出資料)

  • 2015年7月16日 第250回審査会合(59回目) 【重大事故等対策】事故シーケンスグループ及び重要事故シーケンス等の選定
    •  確率論的リスク評価※のうち事故シーケンスグループ※及び重要事故シーケンス※等の選定(以前の審査会合で原子力規制委員会から説明を求められている点への回答)について審議されました。
       前回の審査会合(平成27年7月14日)に引き続き、重要事故シーケンスの選定の考え方やヒューマンエラーに対する具体的な対応策などを説明しました。
       本審査項目については、外的事象の確率論的リスク評価を除いて回答が一通り完了しましたが、一部、資料の充実化を求められたことから、今後の審査において説明してまいります。

      (用語解説)
      確率論的リスク評価(PRA)安全対策が有効に機能することを評価(有効性評価)するために、その前段として、重大事故に至る可能性のある事故シナリオの抽出・評価を行うこと。
      重要事故シーケンス 事故シーケンスグループの中から、審査ガイドに記載の着眼点(炉心損傷※防止対策の実施に対する余裕時間が短い、事故シーケンスグループ内のシーケンスの特徴を代表しているなど)から選定されるもの。
      炉心損傷原子炉内の燃料の冷却不足により、原子炉内の燃料温度が上昇することによって、燃料棒を包む被覆管の相当量が損傷した状態のこと
      事故シーケンスグループ事故の進展の仕方。重大事故等対処設備の有効性評価を実施(注水機能や電源確保等といった炉心損傷を防止するための対策の有効性を確認)するにあたって,PRAをもとに選定した複数の事故のシナリオ
      適合性審査に関する用語解説

      (提出資料)

  • 2015年7月14日 第249回審査会合(58回目) 【重大事故等対策】事故シーケンスグループ及び重要事故シーケンス等の選定
    •  確率論的リスク評価※のうち事故シーケンスグループ※及び重要事故シーケンス※等の選定(以前の審査会合で原子力規制委員会から説明を求められている点への回答)について審議されました。
       重要事故シーケンスの抽出について、審査ガイド※に記載されている着眼点に基づき、事故の発生確率だけでなく、対応の難しさ等の観点から選定していることなどを説明しました。
       本審査項目については、全交流動力電源喪失※時の事故シーケンス※における対応手順等について、詳細な説明を求められたことから、今後の審査において説明してまいります。

      (用語解説)
      確率論的リスク評価(PRA)安全対策が有効に機能することを評価(有効性評価)するために、その前段として、重大事故に至る可能性のある事故シナリオの抽出・評価を行うこと。
      事故シーケンスグループ 事故の進展の仕方。重大事故等対処設備の有効性評価を実施(注水機能や電源確保等といった炉心損傷※を防止するための対策の有効性を確認)するにあたって,PRAをもとに選定した複数の事故のシナリオ。
      炉心損傷原子炉内の燃料の冷却不足により、原子炉内の燃料温度が上昇することによって、燃料棒を包む被覆管の相当量が損傷した状態のこと
      重要事故シーケンス事故シーケンスグループの中から、審査ガイドに記載の着眼点(炉心損傷防止対策の実施に対する余裕時間が短い、事故シーケンスグループ内のシーケンスの特徴を代表しているなど)から選定されるもの。
      事故シーケンス事故の進展の仕方。重大事故等対処設備の有効性評価を実施(注水機能や電源確保等といった炉心損傷を防止するための対策の有効性を確認)するにあたって、PRAをもとに選定した事故シナリオ。
      審査ガイド原子力規制委員会において制定され、事業者の評価手法の妥当性について、審査官が判断する際に参考とするもの。
      全交流動力電源喪失送電線による外部からの電源に加え、非常用ディーゼル発電機の機能も喪失し、燃料損傷に至る事故のシナリオ。
      適合性審査に関する用語解説

      (提出資料)

  • 2015年7月10日 第248回審査会合(57回目) 【地震】敷地内の地質・地質構造及び断層評価
  • 2015年7月9日 第247回審査会合(56回目) 審査会合への資料提出予定/【その他自然現象等】外部事象の考慮
    • ・審査会合への資料提出予定
       今後の審査会合に向けた資料の提出予定について報告を行い、原子力規制委員会より、当面はこのまま審査を続けるとの方針が示されました。
       今後とも、審査会合に向けた準備をしっかりと進めていきます。

      ・【その他自然現象等】外部事象の考慮
       外部事象※の考慮について審議されました。
       降雪や落雷、低温による凍結といった自然現象、航空機落下に伴う火災などの人為事象が発生しても、安全を保つための機能に影響がないことなどを説明しました。
       本審査項目については、一部、資料の充実化を求められたことから、今後の審査において説明してまいります。

      (用語解説)
      外部事象ここでは、地震及び津波を除く自然現象(洪水、風(台風)、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷など)および、故意によるものを除く人為事象(航空機の落下、ダムの崩壊、石油コンビナート等による爆発、船舶の衝突など)のこと。
      適合性審査に関する用語解説

      (提出資料)

  • 2015年7月3日 第246回審査会合(55回目) 【地震】敷地周辺の活断層評価
  • 2015年7月2日 第245回審査会合(54回目) 【重大事故等対策】確率論的リスク評価(内部事象)
    •  確率論的リスク評価※のうち運転時、停止時における炉心損傷※や格納容器破損※に至る発電所内の設備故障に起因する内部事象(以前の審査会合で原子力規制委員会から説明を求められている点への回答)について審議されました。
       格納容器が破損する頻度について、より詳細な分析を行った結果を説明し、事故シーケンス※選定に影響はないことなどを説明しました。
       本審査項目については、回答が一通り完了しましたが、重要事故シーケンス※を選定する考え方について詳細な説明を求められたことから、今後の審査において説明してまいります。

      (用語解説)
      確率論的リスク評価確率論的リスク評価:安全対策が有効に機能することを評価(有効性評価)するために、その前段として、重大事故に至る可能性のある事故シナリオの抽出・評価を行うこと。
      炉心損傷原子炉内の燃料の冷却不足により、原子炉内の燃料温度が上昇することによって、燃料棒を包む被覆管の相当量が損傷した状態のこと
      格納容器破損炉心損傷後、格納容器内部の温度や圧力が上昇することなどにより、格納容器が破損すること
      事故シーケンス事故の進展の仕方。重大事故等対処設備の有効性評価を実施(注水機能や電源確保等といった炉心損傷を防止するための対策の有効性を確認)するにあたって、PRAをもとに選定した事故シナリオ。
      重要事故シーケンス事故シーケンスグループの中から、審査ガイドに記載の着眼点(炉心損傷防止対策の実施に対する余裕時間が短い、事故シーケンスグループ内のシーケンスの特徴を代表しているなど)から選定されるもの。
      適合性審査に関する用語解説

      (提出資料)

  • 2015年6月30日 第244回審査会合(53回目) 【重大事故等対策】確率論的リスク評価(内部事象)
    •  確率論的リスク評価※のうち運転時、停止時における炉心損傷※や格納容器破損※に至る発電所内の設備故障に起因する内部事象(以前の審査会合で原子力規制委員会から説明を求められている点への回答)について審議されました。
       事故シナリオでは、ヒューマンエラーが考慮されていますが、その評価の妥当性について説明し、事故シーケンス※選定に影響はないことなどを説明しました。
       本審査項目については、全ての指摘事項への回答が終わっていないため、次回の審査において引き続き説明してまいります。

      (用語解説)
      確率論的リスク評価安全対策が有効に機能することを評価(有効性評価)するために、その前段として、重大事故に至る可能性のある事故シナリオの抽出・評価を行うこと。
      炉心損傷原子炉内の燃料の冷却不足により、原子炉内の燃料温度が上昇することによって、燃料棒を包む被覆管の相当量が損傷した状態のこと
      格納容器破損炉心損傷後、格納容器内部の温度や圧力が上昇することなどにより、格納容器が破損すること
      事故シーケンス事故の進展の仕方。重大事故等対処設備の有効性評価を実施(注水機能や電源確保等といった炉心損傷を防止するための対策の有効性を確認)するにあたって、PRAをもとに選定した事故シナリオ。
      適合性審査に関する用語解説

      (提出資料)

  • 2015年6月23日 第242回審査会合(52回目) 【重大事故等対策】解析コード
  • 2015年6月12日 第238回審査会合(51回目) 【その他自然現象等】火山影響評価
  • 2015年6月11日 第237回審査会合(50回目) 【事故対応の基盤整備】原子炉制御室
    •  原子炉制御室(注)について審議されました。
       監視カメラや気象観測設備などにより、発電所構内の状況や自然現象(竜巻や火山の影響等)、風向・風速等を中央制御室で常に把握できることを説明しました。
       また、重大事故等が発生した場合の運転員の被ばく線量について、中央制御室内で事故対応を行ったとしても、新規制基準で求められている基準(100ミリシーベルト以下/7日間)を満足していることを説明しました。
       本審査項目については、事故対応作業時に水分補給などで全面マスクを外す時間をどの程度考慮するかについての詳細な説明を求められたことから、今後の審査において説明してまいります。
       (注)当社では、中央制御室と呼んでいる。

      (提出資料)

  • 2015年6月9日 第236回審査会合(49回目) 【重大事故等対策】解析コード
  • 2015年6月4日 第234回審査会合(48回目) 【内部溢水対策】内部溢水影響評価
    •  内部溢水※影響評価(以前の審査会合で原子力規制委員会から説明を求められている点への回答)について審議されました。
       使用済燃料プール(水深約11.5m)において、基準地震動(1,000ガル)の地震が発生した場合でもスロッシング※による水位低下は、0.2m程度と評価しており、使用済燃料プール水の冷却機能や遮へい機能に影響がないことなどを説明しました。
       本審査項目については、一部、資料の充実化を求められたことから、今後の審査において説明してまいります。

      (用語解説)
      溢水配管の破損による液体の流出や消火活動による放水、使用済燃料プールのスロッシングなど。
      基準地震動原子力発電所の耐震設計において基準とする地震動であり、敷地周辺において発生する可能性がある最大の地震の揺れの強さを示すもの。
      スロッシング地震の振動により容器から液体が溢れる現象。
      適合性審査に関する用語解説

      (提出資料)

  • 2015年6月2日 第233回審査会合(47回目) 【その他】誤操作防止、安全避難通路等、安全保護回路
  • 2015年5月28日 第231回審査会合(46回目) 【重大事故等対策】原子炉格納容器圧力逃がし装置(原子炉格納容器フィルタベント系)
    •  原子炉格納容器圧力逃がし装置※(原子炉格納容器フィルタベント系)(以前の審査会合で原子力規制委員会から説明を求められている点への回答)について審議されました。
       ベント※を実施する際、隔離弁を操作して排気経路を構成しますが、限界温度・限界圧力※の環境下でも隔離弁の健全性について問題がないことなどを説明しました。
       本審査項目については、フィルタ装置の設置場所においてベント実施時だけではなく、通常待機時に周辺の配管から液体が漏れた場合の漏えい対策についても説明を求められたことから、今後の審査において説明してまいります。

      (用語解説)
      原子炉格納容器圧力逃がし装置原子炉格納容器内の圧力が上昇した際に、格納容器内のガスをフィルタ装置を通して大気へ逃がすことにより、格納容器の破損を防止するとともに、排気中に含まれる放射性物質の環境への放出量を低減するもの。
      ベント原子炉圧力容器や原子炉格納容器内の圧力が異常に上昇した場合に、内部の気体を排出し、圧力を下げること。
      限界温度・限界圧力原子炉格納容器について顕著に機能劣化する温度・圧力(破損限界)に対して余裕を持った値。200℃、854kPa(最高使用圧力427kPaの2倍)
      適合性審査に関する用語解説

      (提出資料)

  • 2015年5月14日 第225回審査会合(45回目) 【内部溢水対策】内部溢水影響評価
    •  内部溢水※影響評価(以前の審査会合で原子力規制委員会から説明を求められている点への回答)について審議されました。
       内部溢水影響評価については、溢水源、溢水経路、機器の設置高さを図面だけではなく、実際に現場状況も確認していること、また、過去の不具合事例などの対策について説明しました。さらには、配管の破損等による水や蒸気を溢水源とした影響評価だけではなく、非常用ディーゼル発電機等に使われる油を溢水源とした影響評価も行い、設備の機能に影響がないことを説明しました。
       本審査項目については、一部、資料の充実化を図った上で説明を求められたことから、今後の審査において説明してまいります。

      (用語解説)
      溢水配管の破損による液体の流出や消火活動による放水、使用済燃料プールのスロッシング(地震の振動により容器から液体が溢れる現象)など。
      適合性審査に関する用語解説

      (提出資料)

  • 2015年5月12日 第224回審査会合(44回目) 【重大事故等対策】解析コード
  • 2015年4月21日 第220回審査会合(43回目) 【その他】共用
    •  共用に関する設計上の考慮について審議されました。
       2つ以上の号機間において共用している設備(中央制御室や通信連絡設備、消火設備など)について、共用することにより安全性を損なうことがない事や、安全性が向上する理由などについて説明しました。
       本審査項目については、一部、資料の充実化を図った上で説明を求められたことから、今後の審査において説明してまいります。

      (提出資料)

  • 2015年4月9日 第217回審査会合(42回目) 【その他自然現象等】竜巻影響評価
    •  竜巻影響評価について審議されました。
       竜巻影響評価を行う際に用いる計算モデルについて、フジタモデル※を採用することの妥当性(フジタモデルの特徴や他計算モデルとの比較など)について説明しました。
       本審査項目については、一部、資料の充実化を図った上で説明を求められたことから、今後の審査において説明してまいります。

      (用語解説)
      フジタモデル米国原子力規制委員会からの依頼の下、藤田博士が1978年に竜巻観測記録を基に考案した竜巻の評価(飛来物の飛散速度や高さ、距離などの算出)に用いる工学モデル。
      適合性審査に関する用語解説

      (提出資料)

  • 2015年4月7日 第216回審査会合(41回目) 【重大事故等対策】原子炉格納容器圧力逃がし装置(原子炉格納容器フィルタベント系)
    •  原子炉格納容器圧力逃がし装置※(原子炉格納容器フィルタベント系)の運用方法等について審議されました。
       運用方法に関して、ベント※の準備作業の内容や時間、ベントの実施を判断する基準、弁の操作などを説明しました。
       本審査項目については、ベントの成功確認の方法や失敗した場合の対応方法などについて詳細な説明を求められたことから、今後の審査において説明してまいります。

      (用語解説)
      原子炉格納容器圧力逃がし装置原子炉格納容器内の圧力が上昇した際に、格納容器内のガスをフィルタ装置を通して大気へ逃がすことにより、格納容器の破損を防止するとともに、排気中に含まれる放射性物質の環境への放出量を低減するもの。
      ベント原子炉圧力容器や原子炉格納容器内の圧力が異常に上昇した場合に、内部の気体を排出し、圧力を下げること。
      適合性審査に関する用語解説

      (提出資料)

  • 2015年4月2日 第214回審査会合(40回目) 【事故対応の基盤整備】監視測定設備
    •  監視測定設備※について審議されました。
       モニタリングポスト※の電源は、非常用所内電源に接続されていることや無停電電源装置およびガスタービン発電機から給電可能な設計であり、外部電源喪失時でも電源復旧までの間、機能維持できることを説明しました。また、モニタリングポストのデータ伝送については、有線回線と無線回線による多様性を有した設計であることなどを説明しました。
       本審査項目については、重大事故等発生時のモニタリングポストの汚染防止対策について追加説明を求められたことから、今後の審査において説明してまいります。

      (用語解説)
      監視測定設備放射線量などを測定する周辺モニタリング設備や風向・風速その他の気象条件を測定する気象観測設備など。
      モニタリングポスト周辺への放射線の影響を把握するために、放射線量を常時測定する装置。女川原子力発電所では、敷地境界付近に6基設置しています。
      適合性審査に関する用語解説

      (提出資料)

  • 2015年3月31日 第213回審査会合(39回目) 【その他自然現象等】竜巻影響評価
  • 2015年3月24日 第211回審査会合(38回目) 【事故対応の基盤整備】通信連絡設備
    •  通信連絡設備について審議されました。
       発電所内(現場、中央制御室、緊急時対策所)や発電所外(国、地方自治体、本店および社内関係箇所)との通信連絡設備やデータ伝送設備の仕様について、重大事故等が発生した場合でも、有線・無線、衛星回線など通信方式の多様性を確保した構成としていることなどを説明しました。
       本審査項目については、一部、資料の充実化を図った上で説明を求められたことから、今後の審査において説明してまいります。

      (提出資料)

  • 2015年3月20日 第210回審査会合(37回目) 【津波】基準津波の策定(海洋プレート内地震、津波地震等に起因する津波)
    • 津波発生の起因となる地震

      ▲画像クリックで拡大表示されます。

       基準津波※の策定のうち海洋プレート内地震※、津波地震※等に起因する津波について審議されました。
       海洋プレート内地震、津波地震、海域の活断層による地殻内地震※などに起因する津波の検討結果を示し、いずれも3.11型地震に起因する津波の評価結果(敷地前面での最高水位O.P.※+23.1m)を下回ることを説明しました。
       本審査項目については、波源※設定の考え方等について追加説明を求められたことから、今後の審査において説明してまいります。

      (用語解説)
      基準津波原子炉施設の供用期間中(運転開始から廃炉までの間)に極めてまれではあるが発生する可能性があり、施設に大きな影響を与えるおそれがある津波。
      海洋プレート内地震大陸プレートに沈み込む(沈み込んだ)海洋プレート内で発生する地震。
      津波地震地震動はさほど大きくないのに大きな津波を発生させる地震。
      地殻内地震陸側プレートの内部で発生する地震。
      O.P.女川の工事用基準面(Onagawa Peil)のこと。O.P.±0.0mは、東京湾平均海面(T.P.)−0.74mに相当。
      波源津波の発生源。津波は、地震に伴うもののほか、地すべりなど地震以外の要因で発生する場合がある。
      適合性審査に関する用語解説

      (提出資料)

  • 2015年3月19日 第209回審査会合(36回目) 【その他自然現象等】外部火災影響評価
  • 2015年3月17日 第207回審査会合(35回目) 【重大事故等対策】有効性評価(燃料プール等燃料損傷防止対策)
    •  使用済燃料プールおよび運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故(崩壊熱除去機能喪失※、全交流動力電源喪失※、原子炉冷却材の流出※、反応度の誤投入※)の対策の有効性評価について審議されました。
       これらの事故シーケンスグループ内の事故に対しては、代替注水設備による燃料プールおよび原子炉への注水を行うこと、必要な水源、燃料および電源が供給できること、また、対応に必要な人員は、重大事故等に備えて発電所に常駐していることなど、燃料損傷防止対策が有効に機能することを説明しました。
       本審査項目については、一部、資料の充実を図った上で説明を求められたことから、今後の審査において説明してまいります。
       また、有効性評価については一通り説明が完了したことから、今後はこれまでの会合にて出されたコメントについて回答していきます。

      (用語解説)
      崩壊熱除去機能喪失原子炉内で発生する崩壊熱の除去(海水系との熱交換)機能が喪失し、格納容器内の圧力が上昇し、燃料損傷に至るシナリオ。
      全交流動力電源喪失送電線による外部からの電源に加え、非常用ディーゼル発電機の機能も喪失し、燃料損傷に至る事故のシナリオ。
      原子炉冷却材の流出系統の操作誤りなどで原子炉冷却材が冷却系統外へ流出し、原子炉内保有水量が減少し、燃料損傷に至る事故のシナリオ。
      反応度の誤投入誤操作により過剰な制御棒の引き抜きが行われ、燃料損傷に至る事故のシナリオ。
      事故シーケンスグループ事故の進展の仕方。重大事故等対処設備の有効性評価を実施(注水機能や電源確保等といった炉心損傷※を防止するための対策の有効性を確認)するにあたって、PRAをもとに選定した複数の事故のシナリオ。
      炉心損傷原子炉内の燃料の冷却不足により、原子炉内の燃料温度が上昇することによって、燃料棒を包む被覆管の相当量が損傷した状態のこと
      確率論的リスク評価(PRA)安全対策が有効に機能することを評価(有効性評価)するために、その前段として、重大事故に至る可能性のある事故シナリオの抽出・評価を行うこと。
      適合性審査に関する用語解説

      (提出資料)

  • 2015年3月10日 第205回審査会合(34回目) 【重大事故等対策】有効性評価(炉心損傷防止対策、格納容器破損防止対策)
    •  運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故(LOCA時注水機能喪失※、格納容器バイパス※)と重大事故(水素燃焼※、溶融炉心・コンクリート相互作用※など)の対策の有効性評価について審議されました。
       これらの事故シーケンスグループ内の事故に対しては、代替注水設備による原子炉への注水や、原子炉格納容器圧力逃がし装置(フィルタベント系)を用いた除熱等の対応を行うこと、必要な水源、燃料および電源が供給できること、また、対応に必要な人員は、重大事故等に備えて発電所に常駐していることなど、炉心損傷※防止対策や格納容器破損※防止対策が有効に機能することを説明しました。
       本審査項目については、一部、資料の充実化を図った上で説明を求められたことから、今後の審査において説明してまいります。

      (用語解説)
      LOCA時注水機能喪失LOCA(冷却材喪失事故)発生時、原子炉の圧力が高い状態での注水に失敗し、圧力を下げた状態での注水にも失敗し、炉心損傷に至る事故のシナリオ。
      格納容器バイパス原子炉冷却材圧力バウンダリ※と接続された系統で、高圧設計部分と低圧設計部分のつなぎ目の配管において低圧設計部の配管が破損し、炉心損傷に至る事故のシナリオ。
      原子炉冷却材圧力バウンダリ原子炉圧力容器・原子炉冷却系の配管・隔離弁など、破壊すると原子炉冷却材喪失となる範囲。
      水素燃焼炉心損傷後、格納容器内の酸素が金属と水反応によって生じた水素と反応することで激しい燃焼が生じて格納容器破損に至る事故のシナリオ。
      溶融炉心・コンクリート相互作用炉心損傷後、溶けて格納容器内に流出した燃料が格納容器下部のコンクリートを侵食する現象が発生する事故のシナリオ。
      事故シーケンスグループ事故の進展の仕方。重大事故等対処設備の有効性評価を実施(注水機能や電源確保等といった炉心損傷を防止するための対策の有効性を確認)するにあたって、PRAをもとに選定した複数の事故のシナリオ。
      確率論的リスク評価(PRA)安全対策が有効に機能することを評価(有効性評価)するために、その前段として、重大事故に至る可能性のある事故シナリオの抽出・評価を行うこと。
      炉心損傷原子炉内の燃料の冷却不足により、原子炉内の燃料温度が上昇することによって、燃料棒を包む被覆管の相当量が損傷した状態のこと
      格納容器破損炉心損傷後、格納容器内部の温度や圧力が上昇することなどにより、格納容器が破損すること
      適合性審査に関する用語解説

      (提出資料)

  • 2015年3月5日 第203回審査会合(33回目) 【その他】静的機器の単一故障
  • 2015年3月3日 第202回審査会合(32回目) 【重大事故等対策】有効性評価(原子炉格納容器限界温度・限界圧力)
    •  重大事故等対策の有効性評価のうち原子炉格納容器限界温度・限界圧力※について審議されました。
       原子炉格納容器の限界温度・限界圧力の環境下でも原子炉格納容器本体および開口部等の構造健全性を確認し、重大事故時においても放射性物質の閉じ込め機能が確保できることを説明しました。
       本審査項目については、一部、資料の充実化を図った上で説明を求められたことから、今後の審査において説明してまいります。

      (用語解説)
      限界温度・限界圧力原子炉格納容器について顕著に機能劣化する温度・圧力(破損限界)に対して余裕を持った値。200℃、854kPa(最高使用圧力427kPaの2倍)。
      適合性審査に関する用語解説

      (提出資料)

  • 2015年2月26日 第200回審査会合(31回目) 【重大事故等対策】原子炉格納容器圧力逃がし装置(原子炉格納容器フィルタベント系)
    •  原子炉格納容器圧力逃がし装置※(原子炉格納容器フィルタベント系)のうち主ライン・弁の構成について審議されました。
       原子炉格納容器内のガスを逃がす排気経路や多重化する隔離弁などの設計意図、動作の確実性などについて説明しました。
       本審査項目については、水素滞留対策の方針や高温高圧時の弁の密閉性について説明を求められたことから、今後の審査において説明してまいります。

      (用語解説)
      原子炉格納容器圧力逃がし装置原子炉格納容器内の圧力が上昇した際に、格納容器内のガスをフィルタ装置を通して大気へ逃がすことにより、格納容器の破損を防止するとともに、排気中に含まれる放射性物質の環境への放出量を低減するもの。
      適合性審査に関する用語解説

      (提出資料)

  • 2015年2月24日 第199回審査会合(30回目) 【その他】原子炉冷却材圧力バウンダリ
    •  原子炉冷却材圧力バウンダリ※について審議されました。
       新規制基準で追加された範囲※において抽出した配管・弁の強度評価や検査方法、手動弁の誤操作防止運用・管理方法など、設置許可基準規則等へ適合していることなどを説明しました。
       本審査項目については、一部、資料の充実化を図った上で説明を求められたことから、今後の審査において説明してまいります。

      (用語解説)
      原子炉冷却材圧力バウンダリ原子炉圧力容器・原子炉冷却系の配管・隔離弁など、破壊すると原子炉冷却材喪失となる範囲。
      追加された範囲通常時または事故時に「開」となるおそれがある原子炉冷却材系統への接続配管の弁について、従来は原子炉側からみて第1隔離弁までの範囲であったものが、第2隔離弁を含む範囲まで拡大された。
      適合性審査に関する用語解説

      (提出資料)

  • 2015年2月20日 第198回審査会合(29回目) 【地震】敷地地盤の振動特性
    •  敷地地盤の振動特性※(以前の審査会合で原子力規制委員会から説明を求められている点への回答)について審議されました。
       検討精度向上のため、敷地の地震観測記録を用いた検討の対象地震数を大幅に増やし、地震の到来方向も細分化して詳細に分析した結果を示すことで、敷地内の揺れの伝わり方に特徴的な傾向がないことをあらためて説明しました。
       原子力規制委員会から、敷地地盤の振動特性については必要な検討がなされており、適切に評価されているとまとめられました。

      (用語解説)
      地盤の振動特性地震による揺れの伝わり方に影響を与える地盤の性質(地質、地層の傾斜、硬さ・軟らかさ等)。
      適合性審査に関する用語解説

      (提出資料)

  • 2015年2月19日 第197回審査会合(28回目) 【その他】誤操作防止、安全避難通路等、安全保護回路
  • 2015年2月10日 第193回審査会合(27回目) 【事故対応の基盤整備】緊急時対策所
  • 2015年2月3日 第190回審査会合(26回目) 【その他自然現象等】竜巻影響評価
    •  竜巻影響評価について審議されました。
       竜巻検討地域(発電所から半径180kmの範囲内の海岸線に沿った陸側、海側5kmの範囲)における基準竜巻※の最大風速を69m/sと設定し、発電所の地域特性を考慮して設計竜巻※の最大風速を69m/sと設定したことなどを説明しました。
       本審査項目については、基準竜巻の最大風速を設定する際に用いたデータの信頼性や気象条件などについて説明を求められたことから、今後の審査において説明してまいります。

      (用語解説)
      基準竜巻原子炉施設において供用期間中に極めてまれではあるが発生する可能性があり、原子炉施設の安全性に影響を与えるおそれがある竜巻。
      設計竜巻原子力発電所が立地する地域の特性などを考慮して、科学的見地などから基準竜巻に対して最大風速の割り増し等を行った竜巻。
      適合性審査に関する用語解説

      (提出資料)

  • 2015年1月30日 第189回審査会合(25回目) 【その他自然現象等】火山影響評価
  • 2015年1月23日 現地調査
    •  原子力規制委員会による女川2号機の現地調査が実施されました。
       防潮堤、淡水貯水槽、重大事故等対処設備設置予定場所、火災/溢水防護設備、中央制御室等について現地にて説明をしました。
       原子力規制委員会からは、安全対策については必要な投資をしていこうという意欲がみられるなどの講評をいただきました。

      (用語解説)
      重大事故等対処設備 炉心損傷※や放射性物質の大量放出に至る可能性のある事故等に対処するための設備(例:炉心損傷防止のための代替注水設備、格納容器破損※防止のための格納容器代替スプレイ系やフィルタベント設備、放射性物質の拡散抑制のための放水砲やシルトフェンスなど)
      炉心損傷原子炉内の燃料の冷却不足により、原子炉内の燃料温度が上昇することによって、燃料棒を包む被覆管の相当量が損傷した状態のこと
      格納容器破損炉心損傷後、格納容器内部の温度や圧力が上昇することなどにより、格納容器が破損すること
      適合性審査に関する用語解説
  • 2015年1月23日 第185回審査会合(24回目) 【津波】基準津波の策定(3.11型の地震に起因する津波)
  • 2015年1月20日 第184回審査会合(23回目) 【重大事故等対策】有効性評価(格納容器破損防止対策)
    •  重大事故(圧力・温度による静的負荷(格納容器過圧・過温破損※))の対策の有効性評価について審議されました。
       格納容器過圧・過温破損の事故シーケンスグループ※内の事故に対しては、代替注水設備による原子炉への注水や、格納容器圧力逃し装置(フィルタベント系)による格納容器の除熱等を行うこと、必要な水源、燃料および電源が供給できること、また、対応に必要な人員は、重大事故等に備えて発電所に常駐していることなど、格納容器破損※防止対策が有効に機能することを説明しました。
       本審査項目については、一部、資料の充実化を図った上で説明を求められたことから、今後の審査において説明してまいります。

      (用語解説)
      格納容器過圧・過温破損格納容器内へ流出した高温の原子炉冷却材及び溶融炉心の崩壊熱等の熱によって発生した水蒸気、金属−水反応等によって発生した非凝縮性ガス等の蓄積により、緩和措置がとられない場合に格納容器破損に至るシナリオ。
      事故シーケンスグループ 事故の進展の仕方。重大事故等対処設備の有効性評価を実施(注水機能や電源確保等といった炉心損傷※を防止するための対策の有効性を確認)するにあたって、PRAをもとに選定した複数の事故のシナリオ。
      確率論的リスク評価(PRA)安全対策が有効に機能することを評価(有効性評価)するために、その前段として、重大事故に至る可能性のある事故シナリオの抽出・評価を行うこと。
      格納容器破損炉心損傷後、格納容器内部の温度や圧力が上昇することなどにより、格納容器が破損すること
      炉心損傷原子炉内の燃料の冷却不足により、原子炉内の燃料温度が上昇することによって、燃料棒を包む被覆管の相当量が損傷した状態のこと
      適合性審査に関する用語解説

      (提出資料)

  • 2015年1月13日 第181回審査会合(22回目) 【重大事故等対策】有効性評価(炉心損傷防止対策)
    •  運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故(崩壊熱除去機能喪失※、原子炉停止機能喪失※)の対策の有効性評価について審議されました。
       これら2つの事故シーケンスグループ※内の事故に対しては、原子炉隔離時冷却系による原子炉への注水や、原子炉格納容器圧力逃し装置(フィルタベント系)による格納容器の除熱等を行うこと、必要な水源、燃料および電源が供給できること、また、対応に必要な人員は、重大事故等に備えて発電所に常駐していることなど、炉心損傷※防止対策が有効に機能することを説明しました。
       本審査項目については、炉心損傷に至る前に実施する格納容器ベント時の確認項目について説明を求められたことから、今後の審査において説明してまいります。

      (用語解説)
      崩壊熱除去機能喪失原子炉緊急時停止および注水には成功するが、原子炉内で発生する崩壊熱の除去(海水系との熱交換)機能が喪失し、格納容器内の圧力が上昇することで、炉心損傷に至るシナリオ。
      原子炉停止機能喪失原子炉緊急停止が必要な状況において、原子炉を未臨界状態にすることに失敗し、炉心損傷に至るシナリオ。
      事故シーケンスグループ事故の進展の仕方。重大事故等対処設備の有効性評価を実施(注水機能や電源確保等といった炉心損傷を防止するための対策の有効性を確認)するにあたって、PRAをもとに選定した複数の事故のシナリオ。
      確率論的リスク評価(PRA)安全対策が有効に機能することを評価(有効性評価)するために、その前段として、重大事故に至る可能性のある事故シナリオの抽出・評価を行うこと。
      炉心損傷原子炉内の燃料の冷却不足により、原子炉内の燃料温度が上昇することによって、燃料棒を包む被覆管の相当量が損傷した状態のこと
      適合性審査に関する用語解説

      (提出資料)

  • 2015年1月9日 第180回審査会合(21回目) 【地震】基準地震動の策定(海洋プレート内地震)
  • 2015年1月8日 第179回審査会合(20回目) 【火災防護対策】内部火災
  • 2014年11月18日 第162回審査会合(19回目) 【重大事故等対策】可搬型重大事故等対処設備保管場所・アクセスルート
    •  可搬型重大事故等対処設備※保管場所およびアクセスルート※について審議されました。
       可搬型重大事故等対処設備の保管場所および同設備を運搬する屋外、屋内のアクセスルート(移動、運搬経路)について、地震による地盤や周辺斜面の崩壊による影響や周辺構造物の倒壊・損壊・火災・溢水などの影響や津波被害の想定、その他自然現象など外部起因事象の評価および作業の成立性の検討結果を説明しました。
       本審査項目については、アクセスルートの設定に関する詳細な説明などを求められたことから、今後の審査において説明してまいります。
       また、アクセスルートについては、今後の現地調査で確認したうえで、審議されることとなりました。

      (用語解説)
      可搬型重大事故等対処設備 炉心損傷※や放射性物質の大量放出に至る可能性のある事故等に対処するための設備のうち、可搬型のもの。(可搬型大容量送水ポンプ、電源車、原子炉補機代替冷却系熱交換器ユニット、タンクローリー、ブルドーザー、バックホウなど)。
      炉心損傷原子炉内の燃料の冷却不足により、原子炉内の燃料温度が上昇することによって、燃料棒を包む被覆管の相当量が損傷した状態のこと
      アクセスルート可搬型設備の運搬ルートや屋内外における要員移動ルート。
      適合性審査に関する用語解説

      (提出資料)

  • 2014年11月14日 第160回審査会合(18回目) 【地震】敷地周辺の活断層評価
  • 2014年11月6日 第155回審査会合(17回目) 【その他自然現象等】外部火災(近隣の産業施設火災・爆発、航空機墜落による火災)
    •  外部火災影響評価のうち近隣産業施設(石油コンビナート、化学工場等)の火災・爆発、航空機墜落による火災について審議されました。
       石油コンビナート等の特別防災区域は評価すべき発電所から10km圏内に該当する施設がないことや、航空機落下により発電所敷地内で火災が発生した場合を想定しても、安全機能を有する構築物、系統及び機器を内包する原子力施設に熱影響を及ぼさないことなどを説明しました。
       本審査項目については、漂流船舶の火災が発生した場合の影響などについて説明を求められたことから、今後の審査において説明してまいります。

      (提出資料)

  • 2014年10月30日 第154回審査会合(16回目) 【内部溢水対策】内部溢水影響評価
    •  内部溢水※影響評価について審議されました。
       原子炉施設内において、溢水が発生した場合においても、原子炉建屋内設備の安全機能を損なわないことや発生した溢水が管理区域外へ漏えいしないことを説明しました。
       本審査項目については、一部、評価の追加や資料の充実化を図った上で説明を求められたことから、今後の審査において説明してまいります。

      (用語解説)
      溢水配管の破損による液体の流出や消火活動による放水、使用済燃料プールのスロッシング(地震の振動により容器から液体が溢れる現象)など。
      適合性審査に関する用語解説

      (提出資料)

  • 2014年10月23日 第151回審査会合(15回目) 【その他自然現象等】外部火災(森林火災)
    •  外部火災影響評価のうち森林火災について審議されました。
       発電所敷地外10km以内を発火点とした発電所に迫る森林火災が発生した場合の火炎到達時間・防火帯幅・熱影響・危険距離を評価した結果、安全機能を有する構築物、系統及び機器を内包する原子力施設に影響を及ぼさないことなどを説明しました。
       本審査項目については、評価に使用している各種データ(気温や風速など)の設定条件などについて詳細な説明を求められたことから、今後の審査において説明してまいります。

      (提出資料)

  • 2014年10月21日 第150回審査会合(14回目) 【重大事故等対策】有効性評価(炉心損傷防止対策)
    •  運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故(高圧・低圧注水機能喪失※、高圧注水※・減圧機能喪失※、全交流動力電源喪失※)の対策の有効性評価について審議されました。
       これら3つの事故シーケンスグループ※内の事故に対しては、代替注水設備による原子炉への注水や、原子炉格納容器圧力逃し装置(フィルタベント系)を用いた減圧等の対応を行うこと、必要な水源、燃料および電源が供給できること、また、対応に必要な人員は、重大事故等に備えて発電所に常駐していることなど、炉心損傷※防止対策が有効に機能することを説明しました。
       本審査項目については、事故時の操作手順などの詳細について説明を求められたことから、今後の審査において説明してまいります。

      (用語解説)
      高圧・低圧注水機能喪失原子炉緊急停止後、原子炉の圧力が高い状態での注水に失敗し、圧力を下げた状態での注水にも失敗し、炉心損傷に至る事故のシナリオ。
      高圧注水・減圧機能喪失原子炉緊急停止後、原子炉の圧力が高い状態での注水に失敗し、原子炉の圧力を下げることにも失敗し、炉心損傷に至る事故のシナリオ。
      全交流動力電源喪失送電線による外部からの電源に加え、非常用ディーゼル発電機の機能も喪失し、炉心損傷に至る事故のシナリオ。
      事故シーケンスグループ事故の進展の仕方。重大事故等対処設備の有効性評価を実施(注水機能や電源確保等といった炉心損傷を防止するための対策の有効性を確認)するにあたって、PRAをもとに選定した複数の事故のシナリオ。
      確率論的リスク評価(PRA)安全対策が有効に機能することを評価(有効性評価)するために、その前段として、重大事故に至る可能性のある事故シナリオの抽出・評価を行うこと。
      炉心損傷原子炉内の燃料の冷却不足により、原子炉内の燃料温度が上昇することによって、燃料棒を包む被覆管の相当量が損傷した状態のこと
      適合性審査に関する用語解説

      (提出資料)

  • 2014年10月17日 第149回審査会合(13回目) 【地震】基準地震動の策定(プレート間地震)
    •  基準地震動※の策定について審議されました。
       震源を特定して策定する地震動の全体概要(プレート間地震、海洋プレート内地震※、内陸地殻内地震の地震動評価の概要)を説明しました。また、プレート間地震としては、3.11地震が女川の敷地に最も影響を与えると評価し、3.11地震の観測記録をもとに基準地震動Ss−1を策定していることを説明しました。
       本審査項目については、地震観測記録に基づく基準地震動策定の考え方等について追加説明を求められたことから、今後の審査において説明してまいります。

      (用語解説)
      基準地震動原子力発電所の耐震設計において基準とする地震動であり、敷地周辺において発生する可能性がある最大の地震の揺れの強さを示すもの。
      海洋プレート内地震大陸プレートに沈み込む(沈み込んだ)海洋プレート内で発生する地震。
      適合性審査に関する用語解説

      (提出資料)

  • 2014年10月7日 第146回審査会合(12回目) 【重大事故等対策】事故シーケンスグループ及び重要事故シーケンス等の選定
    •  事故シーケンスグループ※及び重要事故シーケンス※等の選定について審議されました。
       PRAに基づき有効性評価の対象となる事故シーケンスグループの分析や重要事故シーケンス選定の考え方や結果などを説明しました。
       本審査項目については、重要事故シーケンス選定にあたって想定した事故について、資料の拡充を求められたことから、今後の審査において説明してまいります。

      (用語解説)
      事故シーケンスグループ 事故の進展の仕方。重大事故等対処設備の有効性評価を実施(注水機能や電源確保等といった炉心損傷※を防止するための対策の有効性を確認)するにあたって、PRAをもとに選定した複数の事故のシナリオ。
      炉心損傷原子炉内の燃料の冷却不足により、原子炉内の燃料温度が上昇することによって、燃料棒を包む被覆管の相当量が損傷した状態のこと
      重要事故シーケンス事故シーケンスグループの中から、審査ガイドに記載の着眼点(炉心損傷防止対策の実施に対する余裕時間が短い、事故シーケンスグループ内のシーケンスの特徴を代表しているなど)から選定されるもの。
      確率論的リスク評価(PRA)安全対策が有効に機能することを評価(有効性評価)するために、その前段として、重大事故に至る可能性のある事故シナリオの抽出・評価を行うこと。
      適合性審査に関する用語解説

      (提出資料)

  • 2014年9月30日 第142回審査会合(11回目) 【重大事故等対策】確率論的リスク評価(外部事象)
    •  確率論的リスク評価※のうち地震・津波の外的事象について審議されました。
       地震PRAや津波PRAおよび重大事故等対処設備(安全対策)の有効性を評価するにあたり選定した事故シーケンス※の解析結果などを説明しました。
       本審査項目については、想定している津波について、より詳細なデータの提示を求められたことから、今後の審査において説明してまいります。

      (用語解説)
      確率論的リスク評価(PRA)安全対策が有効に機能することを評価(有効性評価)するために、その前段として、重大事故に至る可能性のある事故シナリオの抽出・評価を行うこと。
      事故シーケンス 事故の進展の仕方。重大事故等対処設備の有効性評価を実施(注水機能や電源確保等といった炉心損傷※を防止するための対策の有効性を確認)するにあたって、PRAをもとに選定した事故のシナリオ。
      炉心損傷原子炉内の燃料の冷却不足により、原子炉内の燃料温度が上昇することによって、燃料棒を包む被覆管の相当量が損傷した状態のこと
      適合性審査に関する用語解説

      (提出資料)

  • 2014年9月12日 第138回審査会合(10回目) 【地震】敷地周辺の活断層評価
  • 2014年9月11日 第137回審査会合(9回目) 【重大事故等対策】原子炉格納容器圧力逃がし装置(原子炉格納容器フィルタベント系)
  • 2014年8月28日 第133回審査会合(8回目) 【重大事故等対策】原子炉格納容器圧力逃がし装置(原子炉格納容器フィルタベント系)
    •  原子炉格納容器圧力逃がし装置※(原子炉格納容器フィルタベント系)のうち系統設計およびフィルタ性能について審議されました。
       設計方針やフィルタ装置の性能について、炉心の著しい損傷が発生した場合においても、格納容器の過圧による破損を防止し、排気に含まれる放射性物質を低減させることができるよう配慮した設計であることを説明しました。
       本審査項目については、フィルタベント系使用時に他系統に影響を与えないことなどについて説明を求められたことから、今後の審査において説明してまいります。

      (用語解説)
      原子炉格納容器圧力逃がし装置原子炉格納容器内の圧力が上昇した際に、格納容器内のガスをフィルタ装置を通して大気へ逃がすことにより、格納容器の破損を防止するとともに、排気中に含まれる放射性物質の環境への放出量を低減するもの。
      適合性審査に関する用語解説

      (提出資料)

  • 2014年8月5日 第129回審査会合(7回目) 【その他】静的機器の単一故障
    •  静的機器※の単一故障※に係る設計上の考慮について審議されました。
       安全機能の重要度が特に高い安全機能を有する系統において、静的機器の単一故障が安全機能に影響を与え、安全機能を維持するため長期間運転が必要とされる系統を抽出し、その系統において単一設計となっている静的機器が故障した場合でも速やかに補修等ができることを説明しました。
       本審査項目については、一部、評価の追加や資料の充実化を図った上で説明を求められたことから、今後の審査において説明してまいります。

      (用語解説)
      静的機器配管、フィルター、ダクト等機械的に動作しないもの。
      単一故障単一の原因によって一つの機器が所定の安全機能を失うこと(単一の原因によって必然的に発生する要因に基づく多重故障を含む)。
      適合性審査に関する用語解説

      (提出資料)

  • 2014年8月1日 第128回審査会合(6回目) 【地震】敷地内の地質・地質構造及び地盤の振動特性
  • 2014年7月22日 第125回審査会合(5回目) 【重大事故等対策】確率論的リスク評価(内部事象)
  • 2014年4月16日 第106回審査会合(4回目) 【地震】敷地周辺の活断層評価
  • 2014年3月26日 第99回審査会合(3回目) 【地震】敷地周辺の活断層評価
  • 2014年1月28日 第73回審査会合(2回目) 【主な論点提示】
  • 2014年1月16日 第68回審査会合(1回目) 【申請の全体概要】
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