資料No. 3

フィルタベント設備の概要

平成25年12月19日

フィルタベントとは【フィルタベント設置の目的】
福島第一事故の教訓を踏まえ，原子炉の注水・除熱機能を強化していますが，その確実性を増すとともに，仮にそれに失敗しても放射性物質の影響を可能な限り低減するために設置します。

【フィルタベントの役割】
炉心損傷防止のためのベント
事故時に格納容器の圧力を下げ，原子炉の減圧，低圧注水を確実に行えるよ
うにするとともに，原子炉の熱を大気に逃がします。これにより，炉心の損傷防止による放射性物質の閉じ込めを，より確かにすることができます。

炉心が損傷しても，土壌汚染と長期避難を防止するためのベント
さらに過酷な事故で炉心が損傷した場合にも，格納容器から放射性物質が直接漏れることを防ぎ，セシウム等を除去して大規模な土壌汚染と避難の長期化を防止します。

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1炉心損傷を防止し，放射性物質を閉じ込め続けるためのベント（1/2）
福島第一の事故

柏崎刈羽における対策の考え方

津波による全電源喪失等で冷却・除熱設備が停止

全電源喪失等でも冷却・除熱設備が使えるように強化

原子炉格納容器
原子炉除熱

ガスタービン
発電機車等

水源
原子炉格納容器

水源
原子炉／
格納容器
注水

原子炉／
格納容器
注水

原子炉除熱

停止

事故時の実働性を強化

停止

停止
格納容器除熱格納容器除熱事故時の実働性を強化

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2炉心損傷を防止し，放射性物質を閉じ込め続けるためのベント(2/2)
福島第一の事故

柏崎刈羽における対策の考え方

冷却・除熱設備が停止し，炉心が損傷

ベントで減圧・代替注水による炉心損傷回避を確実にし，放射性物質を燃料に閉じ込め続ける
ベント

原子炉格納容器
原子炉除熱

水源
原子炉格納容器

水源
原子炉／
格納容器
注水

格納容器
ベント弁

炉心が損傷し，閉じ込めていた放射性物質が格納容器内に漏洩格納容器除熱

フィルタ
ベント

水源

代替注水（減圧）
逃がし
安全弁

停止を
仮定

停止を仮定

格納容器
ベント弁
ベントで格納容器の圧力を低下
停止を仮定

米国でもベントは炉心損傷防止に有効な対策として強く推奨されている

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3炉心損傷しても，敷地外の土壌汚染を大幅に抑制するためのベント
福島第一の事故

柏崎刈羽における対策の考え方

格納容器が破損し，放射性物質が直接漏洩して，多量の放射性物質を放出⇒大規模土壌汚染

放射性物質を確実にフィルターに通し，セシウム等の放射性物質を低減⇒大規模土壌汚染，長期避難防止

ベント

放射性物質・水素原子炉格納容器

ベントによる水素排出は，水素爆発防止にも有効
原子炉格納容器

破損
格納容器の圧力上昇

ベントで格納容器の圧力を低下

フィルタ
ベント

セシウム等を，大幅に低減

水蒸気
水素
水蒸気
水素

格納容器
ベント弁
開操作を適切に実施できず

福島第一事故のセシウム放出量のほぼ１００％は，格納容器が破損して直接漏洩したもの（格納容器ベントによる放出量は１％未満）

水蒸気
水素

格納容器
ベント弁
事故時の弁操作性向上

炉心損傷を仮定
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4フィルタベントの使用の位置づけ（参考）※設計拡張状態：Design Extension Condition（DEC）
何層にも施した安全対策が有効に働かなかった場合に，土壌汚染を防ぐために設置するもの（下図のが安全対策上のベントの位置づけ）
対 策 の 厚 み 向 上 の 流 れ（緑字，青字は対策例を示す）
設計ベース

深層
防護と事
故の推移

第1層：
トラブル発生防止① 徹底した津波対策の実施（多重化した津波対策）
・防潮堤・防潮壁

・重要区画の浸水防止対策
・原子炉建屋内の排水系の設置

第2層：事故への進展防止 ・止める機能（制御棒緊急挿入等）の確保（福島第一，福島第二共に問題なく動作）② 速やかに実施可能な高圧注水手段の強化（・原子炉隔離時冷却系（RCIC）） ・原子炉隔離時冷却系（RCIC）の手動起動手順の整備
・高圧代替注水系（HPAC）

第3層：
事故時の炉心損傷防止③ 高圧注水手段を喪失する前に確実に実施可能な減圧手段の強化
・既設蓄電池の容量増加（・低圧注水モード（LPFL））⑤ 熱交換による除熱手段の確保
第4層：
事故後の影響緩和

複数層共通（）内は，既設設備

・予備蓄電池・予備窒素ボンベの配備④ 減圧後確実に実施可能な安定した低圧注水手段の強化（・残留熱除去系）

その他

設計ベースを超える状態（DEC）※

・消防車の高台配備
・復水補給水系への外部接続口設置
・代替熱交換器設備の高台配備
・確実な格納容器ベント⑥ 炉心損傷後の影響緩和手段の強化（・格納容器スプレイ）⑦ 様々な電源供給手段の強化（・非常用ディーゼル発電機）
・既設蓄電池の容量増加

・格納容器フィルタベント設備
・格納容器頂部水張り設備
・原子炉建屋水素処理設備
・ガスタービン発電機車の高台配備
・電源車の高台配備
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5フィルタベント設備の設計条件
 『実用発電用原子炉及びその付属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則』では，主に以下の要求事項をあげている。
 当社の仕様及び評価結果は以下の通り。
項目
環境条件当社の仕様・評価結果
耐震性能

基準地震動Ssにて機能維持

最高使用温度

200℃

最高使用圧力620kPa（gage）

操作の容易性

電源喪失時においても，手動操作可能

悪影響の防止（他系統との隔離）

他系統とは弁で隔離しており影響を及ぼさない現場の作業環境（操作時の線量低減）

放射線量の低い場所からの手動操作が可能

容量（能力）

31.6（kg／s）の蒸気を処理可能【定格出力の１％に相当する蒸気量は15.8 （kg／s）であり２倍の能力】（他ユニットとの）共用禁止

別ユニットと共用していない

敷地境界の線量評価

4.2×10-2mSv（炉心損傷前のベント）

性能（放射性物質の低減）

粒子状放射性物質を，99.9％以上除去

可燃性ガスの爆発防止

系統内は不活性ガスで置換している

圧力開放板の使用条件

圧力開放板の設定圧は0.1MPa（gage）

放射線防護対策

フィルタ装置の周囲に遮蔽壁を設置し使用後の放射線低減

水素・放射能測定装置の設置

水素検出器，放射性物質濃度測定装置を設置
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地上式及び地下式フィルタベント装置の概要について
 建設当初より設置している耐圧強化ベント系（地下式は原子炉格納容器）から排気ラインを引き出し，フィルタで放射性物質を低減後， 原子炉建屋屋上より排気します。
 操作が必要な弁は，事故時にも遮蔽壁の外側から操作可能にします。
 他プラント（地下式は他の系統・機器も含む）とは共用せず，確実にガスをフィルタに通します。
耐圧強化ベント
地上式のフィルタベント
地下式フィルタベント

遮蔽壁の外側で手動操作が可能
原子炉建屋

圧力開放板
（低圧）

付属棟＊
放射線モニタ放射線モニタ

遮蔽壁

圧力開放板
（低圧）

水素濃度計

遠隔操作装置

遠隔操作装置

主排気筒※配管ルートについては現在検討中。

※
原子炉圧力容器

水素濃度計

ドライ
ウェル
フィルタ装置

サプレッション・
チェンバ

地表面・フィルタ装置＊原子炉建屋付属棟は，二次格納施設と遮蔽壁を隔てて隣接する施設です。

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7フィルタ装置の構造
金属フィルタベントガス出口約４ｍ○ガスが金属フィルタを通過する過程で，放射性微粒子を捕集します。
水スクラバ

金属フィルタ○ガスが水中を通過する過程で，放射性微粒子を捕集します。
ベントガス
入口

○スクラバノズルでガスを勢いよく噴射し，気泡細分化装置で気泡を細かくして，効率良く放射性物質を捕集します。

水スクラバ
水
気泡細分化装置

約８ｍ

粒子状の放射性物質（放射性セシウム）を９９．９％以上除去

スクラバノズル※地上式フィルタベントと地下式フィルタベントの性能は同等であり,地上式フィルタベント設備もしくは地下式フィルタベント設備のいずれかで原子力規制庁の「炉心損傷防止及び格納容器破損防止対策の有効性の評価に係る標準評価手法（審査ガイド）」の要求を満たす設計とする。
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8炉心損傷後の格納容器ベントの運転操作手順
事象発生
１０条発生
１５条発生

格納容器圧力＞1.5Pd** Pd：最高使用圧力格納容器が2Pd*
又は200℃までに除熱設備の復旧見込みなし

Ｎ

除熱設備
復旧ＹＮ

格納容器が2Pd*又は200℃到達の恐れありＮ

適切なタイミングか？
（避難，風向等）

ＹＹ

通告（ＯＦＣ，官邸，自治体，マスコミ）※ 左記対応中に格納容器圧力2Pd（620kPa gage）到達または，格納容器温度200℃に到達した場合は，格納容器破損による過大な敷地外土壌汚染及び避難中の住民被ばくを避けるために発電所対策本部長の責任において格納容器ベント操作を実施する。

ベント実施 ※
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9防災において想定する事故シナリオの選定の流れ①事故のきっかけとなる起因事象の選定
・内部に起因するもの
・外部に起因するもの（地震，津波，その他自然現象）②起因事象に基づく事故シナリオの抽出及び分類・重要な安全機能をもつ系統の故障の組合せによりシナリオを漏れなく抽出（多重故障も考慮）
・抽出した事故シナリオを，事故の特徴によって分類③追加安全対策の有効性評価及び代表事故シナリオの選定・分類した各事故シナリオに対して，設計ベース設備の多重故障を考慮した上で，追加安全対策の有効性評価を実施
・最も事象進展の厳しいシナリオを代表事故シナリオに選定

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事故シナリオの選定の流れ（深層防護の考え方の適用）
 設計ベースに加え，設計ベースを超える状態（DEC）に対応する設備として追加安全対策設備（DEC対策設備）を整備
 DEC対策設備の有効性を評価するにあたり，設計ベースの安全機能を有する系統が多重故障することを想定（深層防護の有効性をより高いレベルで確認する）
・水源の強化・高台電源設備
・手動スクラム（分電盤等）
・原子炉隔離時冷却系の・代替制御棒
手動起動・隣接号機からの設計ベースを挿入
電源融通
・減圧手段の強化
超える状態
・再循環ポンプ ・ガスタービン
・代替注水系（復水移送ポ（ＤＥＣ）
徹底したトリップ
発電機ンプ，消防車分散配備等）
津波対策
・ほう酸水注入 ・電源車
・代替原子炉補機冷却系（防潮堤，防潮 系など
・直流電源増強など （代替海水熱交換器）など
壁，止水対策など）
・原子炉隔離時冷却系
・外部電源強化・高圧炉心注水系×２
設計ベース 十分余裕を確・非常用ディーゼ
保した設計 ・自動スクラム・自動減圧系
ル発電機×３（耐震性確保な ・バックアップ・低圧注水系×３
スクラム・直流電源ど）（・残留熱除去系×３）

第２層
第１層
複数層共通
異常発生防止 異常拡大防止 （安全機能の（止める機能） サポート機能）

第３層
事故時の炉心損傷防止（冷やす機能）・代替注水系による損傷炉
心冷却・代替格納容器スプレイ冷却・格納容器圧力 逃がし装置（フィルタベント）・耐圧強化ベント系
・格納容器頂部水張り・原子炉建屋水素処理装置など

従来は機能毎に単一故障を想定
今回はさらに設計ベースの安全機能の多重故障を想定
第４層
事故後の影響緩和（閉じ込める機能）

第５層
防災

深層防護の各層の厚みと事故シナリオの事象進展のイメージ
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追加安全対策の有効性評価及び代表事故シナリオの選定
 分類した各事故シナリオに対して，設計ベース設備の多重故障を考慮した上で，追加安全対策の有効性評価を実施
運転中原子炉(a) 高圧・低圧注水機能喪失(b) 高圧注水・減圧機能喪失(c) 全交流動力電源喪失(d) 崩壊熱除去機能喪失(e) 原子炉停止機能喪失(f) 原子炉冷却材喪失時注水機能喪失（LOCA）(g) インターフェイスシステムLOCA
運転停止中原子炉(a) 崩壊熱除去機能喪失(b) 全交流動力電源喪失(c) 原子炉冷却材の流出(d) 反応度の誤投入
使用済燃料プールの水位低下

DEC対策設備の機能に
より炉心損傷に至らず
大破断LOCAの場合，DEC対策設備が機能しても炉心損傷

炉心損傷に至らず（参考）原子力災害対策指針の各ＥＡＬ（10条/15条相当事象）は，確率論的リスク評価（PRA）の知見等を踏まえて放出時刻及び放出量の観点から網羅的に抽出されたこ
れらの事故シナリオグループに対応又は包含される（別紙1参照）
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12まとめ柏崎刈羽原子力発電所では，福島第一事故の教訓を踏まえ，安全性や信頼性を高めるための対策に鋭意取り組んでいます。
その上で，仮に原子炉への注水・除熱が機能しても放射性物質の影響を可能な限り低減するためにフィルタベント設備を設置します。
防災において想定する事故シナリオについては，「強化した設計ベース」の各安全機能が喪失する各事故シナリオのうち，「DEC」対策設備が機能しても炉心損傷を伴う「大LOCA＋ECCS機能喪失＋全交流電源喪失」シナリオを防災の一つのモデルとして提案しています。当該シナリオでは，格納容器破損防止のためフィルタベント設備の使用が必要となっております。

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（参考）敷地境界の線量評価及び放出量評価について『実用発電用原子炉に係る炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策の有効性評
価に関する審査ガイド』では以下の要求事項となっている。
【炉心損傷防止対策の有効性評価】
 格納容器圧力逃がし装置を使用する事故シーケンスグループの有効性評価では，敷地境界での実効線量を評
価し周辺の公衆に対して著しい放射線被ばくのリスクを与えないこと（発生事故当たり概ね5mSv以下）を確認する
必ず想定する事故シーケンスグループ（BWR）
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
放出された放射性物質による内部・外部崩壊熱除去機能喪失
被ばく量の合計は敷地境界で約0.042mSv
原子炉停止機能喪失
LOCA時注水機能喪失 他【格納容器破損防止対策の有効性評価】
 「放射性物質による環境への汚染の視点も含め，環境への影響をできるだけ小さくとどめるものであること」を確認するため，想定する格納容器破損モードに対して，Cs-137 の放出量が100TBq を下回っていることを確認する。
必ず想定する格納容器破損モード
 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）
 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱
 原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用
セシウム137の総放出量は約0.0025TBq
 水素燃焼であり，100TBqを下回っている。
 格納容器直接接触（シェルアタック）
敷地外の土壌汚染は大幅に抑制される。
 溶融炉心・コンクリート相互作用 他
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（参考）被ばく評価（炉心損傷を防止し，放射性物質を閉じ込め続けるためのベント）※１設置許可申請書

記載値

通常運転中炉内に少量溶け込んでいるよう素等の放射性物質を①サプレッション・チェンバ②フィルタ装置で除去しつつ大気中へ放出※2 実用発電用原子炉に係る炉心損傷防事故を通じた累計の内部・外部被ばく量の合計は，発電所の止対策及び格納容器破損防止対策の有敷地境界で約0.042mSv※1であり，基準の5mSv※2を下回る 効性評価に関する審査ガイド

原子炉格納容器通常運転中に冷却水に溶けている
よう素除去できなかった放射性物質（よう素と希ガス）を含む蒸気の放出②フィルタ装置でよう素を除去

蒸気からの直接線による外部被ばく＋体内に取り込んだ放射性物質による内部被ばく＝燃料から希ガス※3とよう素が追加放出

発電所の敷地境界で合計 約0.042mSv①サプレッション・チェンバでよう素を除去

※3 代表的な核種はクリプトンやキセノンである

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（参考）放出量評価（炉心損傷しても，敷地外の土壌汚染を大幅に抑制するためのベント）※１設置許可申請書

記載値

土壌汚染を抑制するために，燃料棒より流出した放射性物質（セシウム-137）を①サプレッション・チェンバ※2 実用発電用原子炉に係る炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策の有効性評価②フィルタ装置に関する審査ガイド
で大幅に除去して大気中へ放出
セシウム-137の総放出量は約0.0025TBq※1であり，基準の100TBq※2 を下回る
（これによる土壌汚染からの被ばくは，発電所の敷地外で概ね1mSv／年以下）
格納容器にとって最も厳しいケースで評価○格納容器内の配管破断で，冷却材が大量に漏洩○更に非常用炉心冷却系，全交流電源が使えず，炉心が損傷

セシウム-137総放出量
約0.0025TBq

炉心が損傷し，原子炉セシウム-137放出
格納容器配管破断②フィルタ装置でセシウム-137を99.9%以上除去①サプレッション・チェンバ
でセシウム-137を除去

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