資料－４
第１５回安全性検討会資料

新規制基準適合性審査申請
重大事故等対処施設＜（８）重大事故対策＞-使用済燃料貯蔵槽における燃料損傷防止対策の有効性評価

平成３０年６月１５日
東北電力株式会社
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目次
1. はじめに
2. 使用済燃料貯蔵槽における燃料損傷防止対策の特徴と主な対策
2.1 想定事故１2.2 想定事故２
3. まとめ4. 適合性審査状況（審査会合での指摘事項に対する回答）

1１．はじめに3

1. はじめに（有効性評価の全体概要）
新規制基準では，福島第一原子力発電所事故を踏まえて実施してきた重大事故等対策の有効性について，以下の手順で評価することが求められている※①

重大事故等対策が実施されていない状態を仮定して，内部事象（機器故障・人的ミス等）や外部事象（地震・津波）が原因となって重大事故に至る確率を評価（確率論的リスク評価：PRA）②①の評価結果を踏まえ，重大事故が進展するシナリオを選定（事故シーケンスの選定）③

実施されている重大事故等対策が有効に機能するかを評価（有効性評価）

ただし，「使用済燃料プールにおける燃料損傷防止対策」においては，規則の解釈※に基づき，必ず想定する２ケースの事故（想定事故１および想定事故２）に対して，有効性評価を行う（上記のうち，③のみ実施）。

有効性評価
選定された事故シーケンスに対し，安全対策が有効に機能し，炉心損傷や格納容器破損等を防止できることを評価（設備面，運用面（体制・手順等）の安全対策，操作・作業に必要な時間も考慮）
有効性評価の内容※① 炉心損傷防止対策② 原子炉格納容器破損防止対策

今後，ご説明予定③ 使用済燃料プールにおける燃料損傷防止対策

本日のご説明範囲④ 運転停止中の原子炉における燃料損傷防止対策

第14回安全性検討会でご説明済※ 実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則の解釈4

1. はじめに（有効性評価の全体概要）：重大事故等対処設備：重大事故等対処設備（設計基準拡張）：水を含む配管２：電源系統

原子炉補機代替冷却水系

１

燃料プール代替注水系（常設配管）
又は燃料プール代替注水系（可搬型）

２１

大容量送水ポンプ（タイプⅠ）

燃料プールスプレイ系

１
各負荷へ

使用済燃料プール
燃料プール
冷却浄化系
原子炉
圧力容器

１

１

海
非常用
電源盤
常設代替
交流電源設備

各負荷へ

緊急用
電源盤

大容量送水ポンプ（タイプⅠ）

４
緊急用
電源盤

3
淡水貯水槽
(代替淡水源）

軽油タンク

原子炉格納容器女川２号炉の使用済燃料プールにおける燃料損傷防止対策の対策設備の概要例

ガスタービン
発電設備
軽油タンク

1. はじめに（有効性評価の概要）

5＜有効性評価の内容＞
燃料プールにおける燃料損傷防止対策の有効性評価
・想定事故１
燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失することにより，燃料プール水の温度が上昇し，蒸発により水位が低下する事故
・想定事故２
サイフォン現象等により燃料プール内の水の小規模な流出が発生し，燃料プールの水位が低下する事故
サイフォン現象とは
高低差のある２地点が，液体で満たされた管でつながれた場合，高い位置から低い位置に液体が移動する現象＜有効性評価における確認内容＞
計算プログラム等を使用した評価により判断基準※を満足することを確認する
燃料プールにおける燃料損傷防止にかかる判断基準ⅰ）燃料有効長頂部が冠水していること
ⅱ）放射線の遮蔽が維持される水位を確保すること
ⅲ）未臨界が維持されていること※ 実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則の解釈

事故時の環境，必要な作業項目および時間等を考慮しても，対応手順の成立性があることを確認する
事故収束に必要な要員（運転員，重大事故等対策要員等）および資源（水源，燃料（軽油），電気等）が確保されていることを確認する

２．

使用済燃料貯蔵槽における燃料損傷防止対策の特徴と主な対策
２．１ 想定事故１２．２ 想定事故２2. 使用済燃料貯蔵槽における燃料損傷防止対策の特徴と主な対策
2.1 想定事故１（１／４） 事象の概要

7

想定事故１の特徴
燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，水温が上昇しやがて沸騰することにより，水位が低下※１し燃料が露出して損傷に至る事故※１ 評価にあたっては，水位低下量を大きく評価するため，崩壊熱による蒸発量が大きくなるよう，燃料プールには容量最大数の燃料が貯蔵されている状態を想定

想定事故１の対策概要
・大容量送水ポンプによる注水
赤字：重大事故等対策
原子炉建屋
燃料プール代替注水系（可搬型）
淡水貯水槽
燃料プール代替注水系（常設配管）
スキマサージタンク ※２

復水補給水系
燃料プール
補給水系

原子炉建屋扉又は原子炉建屋大物搬出入口

燃料プール

大容量送水ポンプホース

注水機能の喪失

接続口
復水補給水系

燃料プール冷却浄化系
ホース
残留熱除去系
冷却機能の喪失※２ 燃料プール水を一時的に貯めるためのタンク

注水用ヘッダ2. 使用済燃料貯蔵槽における燃料損傷防止対策の特徴と主な対策
2.1 想定事故１（２／４） 有効性評価の結果

8

・想定事故１における燃料プール水位の推移は，図１のとおり
・想定事故１における評価結果の概要について表１に示す

表１ 想定事故１における評価結果の概要
燃料プールの水温100℃到達（約８時間後）
通常水位：約７．４ｍ

判断基準約7.0m

燃料有効 長頂部から の水位

約6.1m

放射線の遮蔽が維持される
最低水位（10mSv/hの場合）：
約６．１ｍ（通常水位から約１．３ｍ下）

燃料プール水位回復後，蒸発量に応じた注水により水位維持

燃料プール代替注水系による注水開始（発生発生13時間後，水位約7.0m（通常水位から約-0.4m））
事象発生約14時間後に通常水位まで回復

評価結果の概要

燃料プール水位は有効燃料長頂
燃料有効長頂部が部を下回ることはないため，燃料冠水していることは冠水維持される

燃料プール水位は必要な遮蔽が放射線の遮蔽が維持される最低水位を下回るこ維持されるとはないため，放射線の遮蔽は水位を確保すること維持される(m)

事故後の時間 (h)

図１ 燃料プール水位の推移（想定事故１）

燃料は燃料貯蔵ラックに貯蔵さ未臨界がれているため，未臨界は維持さ維持されていることれている2. 使用済燃料貯蔵槽における燃料損傷防止対策の特徴と主な対策

92.1 想定事故１（３／４） 可搬型重大事故等対処設備保管場所及びアクセスルート

可搬型重大事故等対処設備保管場所及びアクセスルート例
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2. 使用済燃料貯蔵槽における燃料損傷防止対策の特徴と主な対策
2.1 想定事故１（４／４） 必要な要員及び資源の評価

想定事故１における重大事故等対策に必要な要員及び資源の評価結果は以下のとおりであり，必要な要員及び資源を確保していることから，重大事故等への対応は可能
表 要員及び資源の評価結果

評価項目

必要な要員数又は数量確保している要員数又は数量

要員

28名
運転員：５名発電所対策本部要員：６名
重大事故等対応要員：17名

28名
運転員：５名発電所対策本部要員：６名
重大事故等対応要員：17名

水源約1,970m3

淡水貯水槽：10,000m3

燃料約582kL

約900kL

電源重大事故等対策に必要な負荷は非常用ディーゼル発電機等の負荷に含まれることから電源供給が可能

10

２．

使用済燃料貯蔵槽における燃料損傷防止対策の特徴と主な対策

２．１ 想定事故１２．２ 想定事故２

2. 使用済燃料貯蔵槽における燃料損傷防止対策の特徴と主な対策
2.2 想定事故２（１／３） 事象の概要

12

想定事故２の特徴
燃料プール水の小規模な流出※１が発生するとともに，注水機能が喪失することにより，水位が低下※２し燃料が露出して損傷に至る事故※１ 流出の想定として，残留熱除去系と燃料プール冷却浄化系を比較し，耐震性の観点から燃料プール冷却浄化系での破断を想定
破断箇所は，燃料プール冷却浄化系のうち，水頭圧が大きく，流出速度が大きくなる箇所である熱交換器まわりを想定※２ 評価にあたっては，水位低下量を大きく評価するため，崩壊熱による蒸発量が大きくなるよう，燃料プールには容量最大数の燃料が貯蔵されている状態を想定

想定事故２の対策概要
・サイフォンブレーク孔※３による燃料プール水の小規模な流出の停止
・大容量送水ポンプによる注水※３ 燃料プール冷却浄化系戻り配管に設けた開口

原子炉建屋
燃料プール冷却浄化系戻り配管

サイフォンブレーク孔

赤字：重大事故等対策

燃料プール代替注水系（可搬型）
淡水貯水槽
燃料プール代替注水系（常設配管）
スキマサージタンク ※４

逆止弁の開固着を想定

復水補給水系

燃料プール
補給水系

燃料プール注水機能の喪失

熱交換器

大容量送水ポンプ
ホース

ろ過
脱塩装置

復水補給水系

破断箇所

原子炉建屋扉又は原子炉建屋大物搬出入口

接続口

燃料プール冷却浄化系
ホース
残留熱除去系
冷却機能の喪失※４ 燃料プール水を一時的に貯めるためのタンク

注水用ヘッダ2. 使用済燃料貯蔵槽における燃料損傷防止対策の特徴と主な対策
2.2 想定事故２（２／３） 事象の概要

13

サイフォン現象発生時

サイフォンブレーク孔

・水の流出にともない，水位低下が発生
サイフォンブレーク孔

燃料プール冷却浄化系
戻り配管

流出

水位低下後
・サイフォンブレーク孔位置まで水位が低下した時点で空気が吸入・配管内に空気が入り込むことでサイフォン現象が収まり，流出が停止
サイフォンブレーク孔

空気
サイフォンブレーク孔からの空気の吸入

2. 使用済燃料貯蔵槽における燃料損傷防止対策の特徴と主な対策
2.2 想定事故２（３／３） 有効性評価の結果

14

・想定事故２における燃料プール水位の推移は，図２のとおり
・想定事故２における評価結果の概要について表２に示す

サイフォンブレーク孔による水位低下の停止

燃料プールの水温100℃到達（事象発生約７時間後）

表２ 想定事故２における評価結果の概要

通常水位：約７．４ｍ

判断基準

評価結果の概要

約6.5m

燃料有効 長頂部から の水位

約6.1m

放射線の遮蔽が維持される
最低水位（10mSv/hの場合）：
約６．１ｍ（通常水位から約１．３ｍ下）

燃料プール水位回復後，蒸発量に応じた注水により水位維持

燃料プール代替注水系による注水開始（事象発生13時間後，水位約6.5m（通常水位から約-0.9m））
事象発生約15時間後に通常水位まで回復(m)

事故後の時間 (h)

図２ 燃料プール水位の推移（想定事故２）

燃料プール水位は有効燃料長頂部
燃料有効長頂部がを下回ることはないため，燃料は冠冠水していること
水維持される

燃料プール水位は必要な遮蔽が維
放射線の遮蔽が持される最低水位を下回ることはな
維持される
いため，放射線の遮蔽は維持され水位を確保することる

燃料は燃料貯蔵ラックに貯蔵されて未臨界が維持されていること いるため，未臨界は維持されている

３．まとめ16

３. まとめ想定事故１および想定事故２に対して有効性評価を実施し，判断基準を満足することを確認した判断基準に対する評価結果の概要
想定事故

重大事故等対処設備等
燃料有効長頂部が冠水していること

想定事故１

想定事故２

放射線の遮蔽が維持される水位を確保すること

未臨界を確保すること

・燃料プール代替注水系（可搬型）
・燃料プール代替注水系
燃料プール水位は必要（常設配管）
燃料は燃料貯蔵ラッ
燃料プール水位は有な遮蔽が維持される最クに貯蔵されている
効燃料長頂部を下回低水位を下回ることはため，未臨界は維持ることはないため，燃ないため，放射線の遮・燃料プール代替注水系 料は冠水維持される
されている
蔽は維持される（可搬型）
・燃料プール代替注水系（常設配管）・サイフォンブレーク孔

４．適合性審査状況

４. 適合性審査状況（審査会合での指摘事項に対する回答）

18

第５７２回審査会合（平成３０年５月１７日）において，過去の審査会合における指摘事項に対して回答を実施しており，特段のコメントはなかった
審査会合での主な指摘事項
No 分類

１２

項 目

指摘事項

想定事故2の燃料プールの初期温度を122℃とした不確かさの評価において，遮へいが維持される水位までの時間約12.8 時間に対し，有効性評価では注水可能となる時間を13 時間後としている。約12.8時間以降は，高線量環境下で の作業となるため，被ばく線量の観点から常設配管による対応についても検討すること。

指摘事項

想定事故1 及び想定事故2 が発生した場合の対応について，注水ヘッダ及びホースを使用して使用済燃料プールに注水するとしているが，これらの設置に係る作業成立性を説明するとともに，注水ヘッダ及びホースを車両等で運搬・敷設するのであれば，これらの規制要求上の位置付けについても整理して提示すること。

審 査
会合日回 答H29.12.26

燃料プール周辺の線量率上昇時，スロッシング発生時等においても確実な対応が可能となるよう，燃料プール代替注水系（常設配管）を重大事故等対処設備と位置付けることとした。

H29.12.26

注水用ヘッダ及びホースの運搬・設置は，ホース延長回収車を用いて行うこととしていることから，ホース延長回収車については，重大事故等対処設備と位置付けることとした。