大 LOCA
6 炉心損傷 (15)
ヘディング 系統 系統数 係数
健全時 機能低下時
給水系 -
1 1 0
原子炉隔離時冷却系
1 1 0
高圧系 高圧炉心注水系
2 3 0
、2
原子炉減圧 自動減圧系
(原子炉減圧操作を考慮) 1 6 0
低圧注水系 3
4 0
、2
、3
低圧系
復水系 1
1 0
残留熱除去系
- 3 4 0
、2
、3
格納容器ベント
- 1 2 0
図
A.1-3 小 LOCA
に対するSDP
用イベントツリー（ABWRプラント）図
A.1-3
の注釈注
1.
高圧系失敗（高圧炉心注水系２系統が失敗）のパスでは、保守的に、補機冷却系の故障を想定し、低圧注水系は
1
系統だけが使用できると仮定し、係数を2
とする。なお、復水系の係数が1
であ るので、低圧系の係数は、3（＝2＋1）とする。注２．高圧系失敗のパスで、残留熱除去系については、高圧系（高圧炉心注水系
2
系統）が失敗したが、低圧系（低圧注水系
3
系統のうち1
系統）が成功したときの条件付であること、時間余裕での修 復の効果があること、格納容器ベントを期待できること等から、やや非保守的であるが、係数を4
とする。注
3.
原子炉減圧に失敗するパスでは、自動減圧系が故障しており、従属的に、高圧系失敗（高圧炉心 注水系2
系統が失敗）している確率の寄与があるが、当該パスの発生頻度が小さいので、やや非 保守的であるが、この従属性を考慮しない。炉心冷却 格納容器熱除去 過渡
事象
SRV 再閉
失敗 給水系 高圧系 原子炉
減圧 低圧系 主蒸気･給 水・復水系
残留熱 除去系
格納容器 ベント
終状態
0 -
0 -
0 0
0 -
2 0
4 -
2
炉心損傷(10)
1 0
0 -
3
係数
4
炉心損傷( 9)1 3
炉心損傷( 9)
0
0 -
0
4 -
2
2
炉心損傷( 9)
0 -
1 0
0 -
3
4
炉心損傷(11)3
炉心損傷(11)
ヘディング 系統 系統数 係数
健全時 機能低下時
逃がし安全弁 -
- 2 0
給水系
- 1 1 0
原子炉隔離時冷却系
1 1 0
高圧系 高圧炉心注水系 2 3
0、2
原子炉減圧 原子炉手動減圧
- 3 0
低圧注水系
3 4 0
、2
、3
低圧系 復水系 1
1 0
主蒸気・給水・復水系 -
1 2 0
残留熱除去系
- 3 4 0
、2
、3
格納容器ベント
- 1 2 0
図
A.1-4
過渡事象に対するSDP
用イベントツリー（ABWR
プラント）図
A.1-4
の注釈注
1. PSA
モデルでは、逃がし安全弁の再閉失敗については、その後、必要になる緩和系統の違いから、1
弁～3弁の再閉失敗に区分している。しかし、1弁の再閉成功又は失敗のパスを考慮しておくこ とで、相対的に発生頻度の大きいパスを考慮できること、関連する緩和系統の故障の影響を評価 できること等から、1弁の再閉成功又は失敗だけを考慮する。注
2.
逃がし安全弁の再閉に失敗し、高圧系（高圧炉心注水系2
系統又は原子炉隔離時冷却系）に成功 した後に、格納容器熱除去に失敗するパスが、相対的に大きい発生頻度を有する。このパスでは、残留熱除去系、格納容器ベント等に係る故障等の影響を見ることになるが、同様の影響を、給水 系が成功した後に、格納容器熱除去に失敗するパスで見ることができる。
注
3.
高圧系失敗（高圧炉心注水系2
系統が失敗）のパスでは、保守的に、補機冷却系の故障を想定し、低圧注水系は
1
系統だけが使用できると仮定し、係数を2
とする。なお、復水系の係数が1
であ るので、低圧系の係数は、3
（＝2
＋1
）とする。注
4.
高圧系失敗のパスで、残留熱除去系については、高圧系（高圧炉心注水系2
系統）が失敗したが、低圧系（低圧注水系
3
系統のうち1
系統）が成功したときの条件付であること、時間余裕での修 復の効果があること、格納容器ベントを期待できること等から、若干、非保守的であるが、係数 を4
とする。格納容器熱除去 外部電源
喪失事象 非常用 電源確保
外部電源 復旧、30
分以内
高圧系
（タービ ン動）
交流電源 復旧、8時 間以内
高圧系
（電 動）
原子炉減 圧（手動減
圧）
低圧系 主蒸気・
給水・復 水系
残留熱 除去系
格納容器 ベント
終状態
0 -
0
0 -
0
2 -
0
係数
0 (4) - 2 2
炉心損傷(10)0
0 -
0
2 -
0
(4) -
1 2
炉心損傷(11)0
0 -
4 0
2 -
0 0
(4) -
(3) 2
炉心損傷(11)
(4)
炉心損傷( 7)
3
炉心損傷(10)
0
0 -
0
2 -
0 0
(4) -
1 2
炉心損傷(11)1
炉心損傷( 8)
1
炉心損傷( 8)
図
A.1-5
外部電源喪失事象に対するSDP
用イベントツリー（ABWR
プラント）図
A.1-5
の続きヘディング 系統 系統数 係数
健全時 機能低下時 非常用電源確保 非常用ディーゼル発電機 3
4 0、2、3
外部電源復旧、
30
分以内- - 1 0
高圧系（タービン動） 原子炉隔離時冷却系 1 1 0
交流電源復旧、8時間以内 -
- 1 0
高圧系（電動） 高圧炉心注水系 2
(3) (0、2)
原子炉減圧（手動減圧）
- 1 3 0
低圧系 低圧注水系
3 (4) (0
、2
、3)
主蒸気・給水・復水系 - 1
2 0
残留熱除去系
- 3 (4) (0
、2
、3)
格納容器ベント
- 1 2 0
注．（ ）内の係数については、そのクレジットを考慮しない。（係数を「0」とする。）
注
1.
このイベントツリーでは、主として、全交流電源喪失に起因する炉心損傷頻度に影響を及ぼす交流 電源系、高圧系（タービン動）等の故障との影響を評価することが目的である。注
2.
非常用電源確保（3系統）の係数を４とし、補機冷却系を共有する低圧系注水系及び残留熱除去系 のクレジットはとらない。なお、（ ）内には、従属性を考慮していない場合の係数を参考に記 載しているが、この係数は用いない。（「0」とする。）注
3. PSA
モデルでは、DCバッテリー（蓄電池）の共通原因故障による炉心損傷パスが、相対的に発生 頻度の大きいパスの1
つであるが、このパスを考慮していない。DCバッテリーについては、それ がサポートする系統（例えば、非常用ディーゼル発電機等）との依存性の一覧表を作成して、その 中で考慮する。注
4.
外部電源喪失後に、非常用ディーゼル発電機が故障しない場合や非常用ディーゼル発電機が1
台又 は2
台が故障する場合のパスについては、系統、機器等の故障等が炉心損傷頻度に及ぼす影響を評 価する際に、これらのパスが果たす役割について、過渡事象のイベントツリーで見ることができる パス、本イベントツリーで見ることができるパス、相対的に発生頻度の小さいパスがほとんどある こと等の理由から省略している。原子炉停止 炉心冷却 格納容器
ATWS
事象 熱除去再循環ポンプ
トリップ 反応度制御 高圧系 残留熱除去
終状態
0
0 -
3
0
炉心損傷
(13)
3
係数
0
炉心損傷(13)
10 1
炉心損傷(11)
3
炉心損傷(13)
ヘディング 系統 系統数 係数
健全時 機能低下時
再循環ポンプトリップ -
- 3 0
反応度制御 ほう酸水注入系
1 1 0
高圧系 高圧炉心注水系 2 3 0、2
残留熱除去 残留熱除去系 3 3
0、2
注
1. ABWR
の場合には、アクシデントマネジメント策としてではなく、基本設計で入っていることを 考慮する。図
A.1-6 ATWS
事象に対するSDP
用イベントツリー（ABWR
プラント）A-2 BWR4
プラントのSDP
用イベントツリー炉心冷却 格納容器除熱
大
LOCA
低圧系 残留熱除去系 格納容器ベント 最終状態
0
0 -
係数
0
5 3 -
2
炉心損傷(10) 3
炉心損傷( 8)
ヘディング 系統 系統数 係数
健全時 機能低下時 低圧注水系 2
低圧系 炉心スプレイ系
2 3 0､2
残留熱除去系
- 2 3 0
､2
格納容器ベント
- 1 2 0
図
A.2-1
大LOCA
に対するSDP
用イベントツリー（BWR4
プラント）注
1.
低圧系の系統数は4
であり、かつ低圧注水系の各系統には電動ポンプ２台（各１００％容量）が 設置されているが、これらの4
系統をサポートする補機冷却系が２系統であることを考慮して、係数を３とする。また、フロントライン系の原因で機能低下した場合には、機能低下時の係数を ３としてもよいが、保守的に（又は、機能低下の影響を表現するために）、係数を２とする。
注
2.
残留熱除去系のアンアベイラビリティは、PSA
モデルでは、2.9
×10
-4（/
要求時）であるが、多重 性を有する2
系統については、係数を3
とする。注
3.
格納容器ベント（ソフトベント）のアンアベイラビリティは、BWR5
プラントで3.7
×10
-2（/
要求 時）、またBWR4
プラントで1.6
×10
-2（/
要求時）である。これは、格納容器ベント操作時に開作 動を必要とする弁数が相違することによる。これを考慮して、係数を2
とする。炉心冷却 格納容器熱除去 中
LOCA
高圧系 原子炉減圧 低圧系 残留熱除去系 格納容器ベント 終状態
0
0 -
0
0 3 -
2
炉心損傷( 9)係数