起因事象およびそれらの発生頻度の事例

使用済燃料集合体１体の落下

通常の補給能力を超えた使用済燃料プールからの漏えい

多数の安全弁または逃がし弁からの１次冷却材のブローダウン

Ⅱ-1.3 カテゴリー3 起りそうにない

１次冷却材圧力バウンダリーの最大口径配管の破断を含む大規模なLOCA

制御棒１本の飛び出し

最大口径配管の破断を含む出力変換系の配管破断

使用済燃料集合体１体の、他の使用済燃料集合体上への落下

Ⅱ-2. 沸騰水型原子炉（BWR）

Ⅱ-2.1 カテゴリー1 予期される

原子炉トリップ

原子炉出力運転中の制御棒１本の不用意な引抜き

給水流量の喪失

原子炉圧力制御系の故障

主蒸気系からの漏えい

制御された原子炉停止と炉心冷却を妨げない原子炉冷却材系の漏えい

電圧と周波数の擾乱を考慮に入れた外部交流電源の喪失

燃料集合体の装荷方向や装荷位置を間違えた状態での原子炉運転

燃料取替時における、制御棒集合体１体の不用意な引抜き

軽微な燃料取扱い異常事象

原子炉冷却材強制循環の喪失

Ⅱ-2.2 カテゴリー2 起り得る

使用済燃料集合体１体の落下

通常の補給能力を超えた使用済燃料プールからの漏えい

複数の安全弁または逃がし弁からの原子炉冷却材のブローダウン

Ⅱ-2.3 カテゴリー3 起りそうにない

原子炉冷却材圧力バウンダリーの最大口径配管の破断を含む大規模な大LOCA

制御棒１本の落下

主蒸気配管の大破断

使用済燃料集合体１体の他の使用済燃料集合体の上への落下

Ⅱ-3. CANDU型加圧重水型原子炉

Ⅱ-3.1 カテゴリー1 予期される

原子炉トリップ

不用意なケミカルシムの希釈

給水流量の喪失

動的機器（例えば、フィード、ブリードまたは逃がし弁）の故障あるいは不用意な作動による 原子炉冷却材系の圧力制御（高または低）の喪失

プラントの運転制限を上回るが完全破断には至らない蒸気発生器伝熱管の漏えい

制御された原子炉停止と炉心冷却を妨げない原子炉冷却系の漏えい

制御された原子炉停止と炉心冷却を妨げない２次系の漏えい

電圧と周波数の擾乱を考慮に入れた外部交流電源の喪失

燃料バンドルの位置を間違えた状態での運転

軽微な燃料取扱い異常事象

原子炉冷却材ポンプのトリップ

1台以上の蒸気発生器への給水の喪失

個々のチャンネルにおける流量閉塞（70%未満）

減速材冷却の喪失

Ⅱ-3.2 カテゴリー2 起り得る

小LOCA（圧力管破断を含む）

蒸気発生器伝熱管１本の完全破断

複数の安全弁または逃がし弁からの原子炉冷却材のブローダウン

照射燃料の損傷と照射燃料を充填した燃料交換機の冷却喪失

通常の補給能力を超えた照射燃料ベイからの漏えい

給水配管の破断

個々のチャンネルにおける流路閉塞（70%以上）

減速材の機能不全

エンドシールド冷却の喪失

原子炉停止時冷却の故障

反応度の計画外バルク増加

サービス水の喪失（低圧、高圧サービス水または再循環冷却水）

計装用空気の喪失

所内電源の喪失（クラスIV、III、II又はI）

Ⅱ-3.3 カテゴリー3 起りそうにない

原子炉冷却材圧力バウンダリーの最大口径配管の破断を含む大規模なLOCA

最大口径配管の破断を含むタービン発電機系の配管破断

Ⅱ-4. RBMK型原子炉（LWGR）

Ⅱ-4.1. カテゴリー1 予期される

原子炉トリップ

原子炉出力の中性子制御系の不具合

１グループの燃料チャンネルおよび原子炉保護系チャンネルを通る冷却材流量の減少

原子炉の黒鉛スタック内のヘリウム混合ガス流量の減少

電圧と周波数の擾乱を含む外部交流電源の喪失

燃料集合体の装荷方向や装荷位置を間違えた状態での原子炉運転

軽微な燃料取扱い異常事象

燃料取替時の燃料チャンネルの減圧

Ⅱ-4.2. カテゴリー2 起り得る

小LOCA

使用済燃料集合体の落下

通常の補給能力を超えた使用済燃料プールからの漏えい

複数の安全弁または逃がし弁からの１次冷却材の漏えい

燃料チャンネルあるいはRPSチャンネルの破損

任意の燃料チャンネルの冷却水流量喪失

RPS冷却配管の冷却水流量喪失

原子炉の黒鉛スタック内のヘリウム混合ガス流量の完全喪失

出力運転時の燃料取替機運転中の緊急事態

補機電源の完全喪失

非常用炉心冷却系（ECCS）から原子炉への許可されていない冷水の注入

Ⅱ-4.3. カテゴリー3 起りそうにない

原子炉冷却材圧力バウンダリーの最大口径配管の破断を含む大規模なLOCA

最大口径配管の破断を含む主蒸気隔離弁（MSIV）上流の主蒸気配管破断

使用済燃料集合体１体の他の使用済燃料集合体上への落下

供給水量の完全喪失

Ⅱ-5. ガス冷却型原子炉（GCR）

Ⅱ-5.1. カテゴリー1 予期される

原子炉トリップ

給水流量の喪失

極めて僅かな減圧

蒸気発生器(ボイラー)伝熱管の漏えい

電圧と周波数の擾乱を考慮に入れた外部交流電源の喪失

１本または複数本の制御棒の不用意な引き抜き

軽微な燃料取扱い異常事象

原子炉冷却材強制循環の部分的喪失

Ⅱ-5.2. カテゴリー2 起り得る

僅かな減圧

１グループの制御棒の不用意な引抜き

蒸気発生器(ボイラー)伝熱管の完全破断

燃料吊具の落下（AGRのみ）

循環機の入口案内羽（IGVs）の閉止（AGRのみ）

ギャグの閉止故障（AGRのみ）

Ⅱ-5.3. カテゴリー3 起りそうにない

著しい減圧

蒸気配管の破断

給水配管の破断

附属資料 III

ドキュメント内 注意 A. 非売品 B. 本図書は INES THE INTERNATIONAL NUCLEAR AND RADIOLOGICAL EVENT SCALE USER S MANUAL 2008 EDITION INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY VIENNA, 20 (ページ 185-191)