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東海第二発電所 工事計画審査資料
資料番号

工認-071 改 8

提出年月日

平成 30 年 10 月 3 日

日本原子力発電株式会社
東海第二発電所
Ｖ-1-8-2

工事計画審査資料

原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する説明書

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R1

Ｖ-1-8-2 原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する説明書

目次

1. 概要

1

2. 基本方針1

2.1 原子炉格納容器の破損を防止するための水素濃度低減設備

1

2.1.1 可燃性ガス濃度制御系

22.1.2 窒素供給装置

22.1.3 格納容器圧力逃がし装置

22.1.4 格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）

3

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R3

2.2 原子炉建屋等の損傷を防止するための水素濃度低減設備

32.2.1 原子炉建屋ガス処理系

3

2.2.2 静的触媒式水素再結合器

42.2.3 原子炉建屋水素濃度

53. 原子炉格納施設の水素濃度低減性能の評価

104. 原子炉格納施設の水素濃度低減設備の詳細設計

104.1 原子炉格納容器の破損を防止するための水素濃度低減設備

104.1.1 可燃性ガス濃度制御系

104.1.2 窒素供給装置

114.1.3 格納容器圧力逃がし装置

114.1.4 格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）

12

4.2 原子炉建屋等の破損を防止するための水素濃度低減設備

13

4.2.1 原子炉建屋ガス処理系

134.2.2 静的触媒式水素再結合器

144.2.3 原子炉建屋水素濃度

164.3 水素濃度低減設備に係る電源

17

別添 1 静的触媒式水素再結合器及び原子炉建屋ガス処理系の設計

1. 概要本資料は，「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」第 44 条，第 67 条，第68 条及び第 73 条並びにそれらの「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則の解釈」の要求に対する原子炉格納施設の水素ガスの濃度を低減するための設備の性能について説明するものである。
本資料では，原子炉冷却材喪失事故時に原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度を可燃限界未満に維持するための設備である可燃性ガス濃度制御系並びに炉心の著しい損傷が発生した場合における水素爆発による原子炉格納容器の破損及び原子炉建屋等の損傷を防止するための設備である窒素供給装置，格納容器圧力逃がし装置，原子炉建屋ガス処理系及び静的触媒式水素再結合器の水素濃度低減性能並びに監視することが必要なパラメータについて，機能が要求される状態での条件を踏まえて所要の性能が発揮されることを説明する。
なお，格納容器圧力逃がし装置については，添付書類「Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関す

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R5る説明書」で詳細に述べる。

2. 基本方針
原子炉格納施設の水素ガスの濃度を低減し，原子炉格納容器の破損を防止するための設備として可燃性ガス濃度制御系，窒素供給装置及び格納容器圧力逃がし装置を，原子炉建屋等の損傷を防止する設備として原子炉建屋ガス処理系及び静的触媒式水素再結合器を設置する。

2.1 原子炉格納容器の破損を防止するための水素濃度低減設備
原子炉格納容器は，原子炉冷却材喪失事故時において，水の放射線分解によって発生する水素濃度が可燃限界に到達しないよう，不活性ガス系により，通常運転時より原子炉格納容器内を不活性化する設計とする。
また，水素濃度が可燃限界に達するまでに遠隔操作にて，可燃性ガス濃度制御系を起動することによって，水素処理を実施できる設計とする。なお，設計基準事故である原子炉冷却材喪失事故時に蓄積される水素の濃度については，あらかじめ原子炉格納容器内を不活性化していること及び可燃性ガス濃度制御系の水素処理能力によって，水素濃度及び酸素濃度が可燃限界に到達しないことを添付書類「Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書」で示す。
重大事故等時においては，炉心の著しい損傷が発生した場合において，ジルコニウム−水反応及び金属腐食によって発生する水素，水の放射線分解によって発生する水素及び酸素による水素爆発を防止できるよう，不活性ガス系により，通常運転時より原子炉格納容器内を不活性化する設計とするとともに，水素及び酸素の濃度を低減するため，窒素供給装置及び格納容器圧力逃がし装置を設置する。窒素供給装置は，原子炉格納容器に不活性ガスである窒素を注入し，水素濃度及び酸素濃度を低減できる設計とする。格納容器圧力逃がし装置は，原子炉格納容器内に蓄積した水素及び酸素を，原子炉格納容器外へ排出することで，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度を継続的に低減できる設計とする。
1

2.1.1 可燃性ガス濃度制御系
原子炉冷却材喪失事故時において，原子炉格納容器内で発生する水素及び酸素により原子炉
格納容器の健全性を損なわないように，可燃性ガス濃度制御系を設置する。
可燃性ガス濃度制御系は，図 2.1.1-1 に示すとおり，ブロワ，加熱器，再結合器，冷却器等によって構成し，原子炉冷却材喪失事故時に原子炉格納容器内に存在する水素濃度を 4 vol％未満又は酸素濃度を 5 vol％未満に維持し，可燃限界に達しないようにすることができる設計とする。
可燃性ガス濃度制御系は，通常運転中，原子炉格納容器に不活性ガス系により窒素ガスを充てんすることとあいまって，原子炉冷却材喪失事故時に原子炉格納容器内の水素濃度又は酸素濃度を，可燃限界である水素濃度 4 vol％未満又は酸素濃度 5 vo1％未満に維持できるように設計する。また，可燃性ガス濃度制御系は，原子炉格納容器内のガスをパージすることなく，
水素濃度及び酸素濃度を制御できる設計とする。可燃性ガス濃度制御系の電源については，非NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R5

常用ディーゼル発電機から給電が可能な設計とする。

2.1.2 窒素供給装置
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内における水素爆発による破損を防止できるように，原子炉格納容器内を不活性化するための設備として，窒素供給装置を設置する。原子炉格納容器内の水素燃焼防止のための運用にあたっては，原子炉格納容器内へ不活性ガスである窒素を注入することで，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度を可燃限界未満にできる設計とする。窒素供給装置の電源については，重大事故対処設備である窒素供給
装置用電源車から給電が可能な設計とする。
窒素供給装置の系統概略図を図 2.1.2-1 に示す。

2.1.3 格納容器圧力逃がし装置
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内における水素爆発による破損を防止するための設備として，格納容器圧力逃がし装置を設置する。
格納容器圧力逃がし装置の系統概略図を図 2.1.3-1 に示す。
原子炉格納容器内の水素爆発防止のための運用にあたっては，代替循環冷却を行った際に原子炉格納容器内で発生する水素及び酸素を排出することを目的とする。なお，上記設備の設置においては以下の条件を満たす設計とする。
(1)

排出経路での水素爆発を防止するため，通常待機時は系統内を窒素置換しておくことで，ベント実施時に排出ガスに含まれる水素と酸素により系統内が可燃領域となることを防止する設計とする。

(2)

ベント停止後にフィルタ装置内に蓄積した放射性物質による水の放射線分解で発生する水2

素及び酸素によって，系統内が可燃領域に達することを防止するため，外部より不活性ガスを供給することにより系統内をパージすることが可能な設計とする。

(3)

排出経路にフィルタ装置を設置することにより，排出ガスに含まれる放射性物質を低減することが可能な設計とする。

(4)

フィルタ装置出口側配管にフィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）を設置す
ることにより，放出された放射性物質濃度を測定することが可能な設計とする。

(5)

系統内の窒素パージ停止後においては，水素が系統内に滞留しないことを確認するため，フィルタ装置入口配管の頂部となる箇所にフィルタ装置入口水素濃度を設置し，系統内の水素濃度を測定可能な設計とする。

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R5(6)

原子炉格納容器からフィルタ装置入口配管の頂部までの配管は連続上り勾配，フィルタ装置
入口配管の頂部からフィルタ装置までの配管は連続下がり勾配とし，また，フィルタ装置の出口配管は大気放出端まで連続上り勾配とし，系統内に水素が滞留することがない設計とする。

(7)

格納容器圧力逃がし装置の電源については，重大事故等対処設備である常設代替交流電源設
備，可搬型代替交流電源設備，常設代替直流電源設備又は可搬型代替直流電源設備から給電が可能な設計とする。

2.1.4 格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度が変動する可能性のある範囲で測定するための設備として，格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納
容器内酸素濃度（ＳＡ）を設置する。
格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）の電源については，重大事故等対処設備である常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備から給電が可能とし，中央制御室及び緊急時対策所において原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視が可能な設計とする。
格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）の系統概要図を図 2.1.4-1 に示す。

2.2 原子炉建屋等の損傷を防止するための水素濃度低減設備
炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉建屋等の水素爆発による損傷を防止するために，水素排出設備，水素濃度制御設備及び水素濃度監視設備として以下の設備を設置する。

3

2.2.1 原子炉建屋ガス処理系
原子炉建屋ガス処理系は，非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系から構成する。
事故が発生すると，原子炉冷却材喪失事故時の場合は原子炉水位低又はドライウェル圧力高信号により，また，燃料取扱事故等の場合は原子炉建屋放射能高信号により，自動的に常用換気系を閉鎖するとともに，原子炉建屋を負圧に保ち，また，負圧に保つため放出する原子炉建
屋内ガスに含まれる放射性よう素及び固体状核分裂生成物を吸着除去するため非常用ガス処
理系を，さらに，原子炉建屋内ガス中に含まれる放射性よう素等を原子炉建屋内で再循環させて積極的に吸着除去するための非常用ガス再循環系を起動させる設計とする。
この系を出たガスは，排気筒と隣接して同じ高さまで設ける非常用ガス処理系排気筒を通して，大気中に放出する。
排風機及び電気加熱器に必要な電力は，外部電源喪失時にも非常用ディーゼル発電機から給電が可能な設計とする。
重大事故等時の水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備のうち，炉心の著

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R5

しい損傷により原子炉格納容器内で発生した水素が原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟
内へ漏えいした場合において，原子炉建屋原子炉棟内の水素等を含む気体を排出し，原子炉建
屋原子炉棟内の水素濃度を低減することで，水素爆発による原子炉建屋原子炉棟の損傷を防止するとともに，放射性物質を低減するための設備として水素排出設備（原子炉建屋ガス処理系
による水素排出）を設置する。
水素排出設備（原子炉建屋ガス処理系による水素排出）として原子炉建屋ガス処理系の非常用ガス処理系排風機及び非常用ガス再循環系排風機は，原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉
棟内へ漏えいする水素等を含む気体を吸引し，非常用ガス処理系フィルタトレイン及び非常用
ガス再循環系フィルタトレインにて放射性物質を低減して排気筒に隣接する非常用ガス処理
系排気筒から排出することで，原子炉建屋原子炉棟内に水素が滞留しない設計とする。また，非常用ガス再循環系は，原子炉建屋原子炉棟6階，3階，2階及び地下1階から吸引した気体を各階へ給気することで循環ラインを形成し，原子炉建屋原子炉棟内で水素が滞留しない設計とする。
原子炉建屋ガス処理系は，放射性物質低減機能として負圧達成機能及び負圧維持機能をもち，原子炉格納容器外に漏えいした可燃限界濃度未満の水素等を含む空気を滞留しないよう，非常用ガス処理系排気筒から排出する設計とする。原子炉建屋ガス処理系は，設計基準事故の原子炉冷却材喪失事故時において，原子炉建屋原子炉棟内を10分以内に負圧達成できる容量を有している。原子炉建屋ガス処理系の電源については，非常用ディーゼル発電機に加えて，重大事故等対処設備である常設代替交流電源設備から給電が可能な設計とする。
原子炉建屋ガス処理系の系統概略図を図2.2.1-1に示す。

2.2.2 静的触媒式水素再結合器
水素濃度制御設備として原子炉建屋原子炉棟6階（オペレーティングフロア）に静的触媒式
4

水素再結合器を設置し，炉心の著しい損傷により原子炉格納容器内で発生した水素が原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内へ漏えいした場合において，原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度上昇を抑制し，水素濃度を可燃限界未満に制御することで，原子炉建屋原子炉棟での水素爆発を防止する設計とする。また，静的触媒式水素再結合器は，運転員による起動操作を行うことなく，水素と酸素を触媒反応により再結合させる装置とし，駆動用の電源が不要な設計とする。
静的触媒式水素再結合器は，試験により性能及び耐環境性が確認された型式品を設置する設計とする。
静的触媒式水素再結合器は，静的触媒式水素再結合器の触媒反応時の高温ガスの排出が重大事故等時の対処に重要な計器・機器に悪影響がないよう離隔距離を設ける設計とする。
静的触媒式水素再結合器の動作確認を行うため，静的触媒式水素再結合器動作監視装置として静的触媒式水素再結合器の入口側及び出口側に温度計を設置し，静的触媒式水素再結合器の作動状態を中央制御室及び緊急時対策所にて監視可能な設計とする。また，静的触媒式水素再NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R3結合器動作監視装置の電源については，重大事故等対処設備である常設代替直流電源設備又は可搬型代替直流電源設備から給電が可能な設計とする。
静的触媒式水素再結合器の概略設置図を図 2.2.2-1 に示す。

2.2.3 原子炉建屋水素濃度
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内へ漏えいした水素の濃度を測定するため，想定される事故時に水素濃度が変動する可能性のある範囲で測定できる設備として，原子炉建屋水素濃度を設置する。
原子炉建屋水素濃度は，原子炉建屋原子炉棟に設置し，中央制御室及び緊急時対策所にて原
子炉建屋原子炉棟内の水素濃度を連続監視できる設計とする。原子炉建屋水素濃度のうち，原子炉建屋原子炉棟 6 階に設置するものについては，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流
電源設備から給電が可能な設計とする。原子炉建屋原子炉棟 6 階を除く原子炉建屋原子炉棟に設置するものについては，常設代替直流電源設備又は可搬型代替直流電源設備から給電が可能な設計とする。
原子炉建屋水素濃度の系統概要図を図 2.2.3-1 に示す。

5

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R4

図 2.1.1-1 可燃性ガス濃度制御系の系統概略図

図 2.1.2-1 窒素供給装置の系統概略図

6

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R5

図 2.1.3-1 格納容器圧力逃がし装置の系統概略図
原子炉建屋付属棟

中央制御室

演算装置

指示

窒素ボンベ
緊急対策所
記録
ドライウェル

MO

コイル

MO

ME

MO

H2E

SV

電源
冷却器
圧縮機

O2E

ガスサンプラCOE

タンク

サプレッション・チェンバ
ガスサンプリング装置A

MO

コイル

MO

ME

MO

H 2E

SV

電源
冷却器
圧縮機

O2E

COE

タンク

ガスサンプリング装置B
【凡例】
検出器信号
サンプリングライン
パージガスライン
トレースヒータ
キャビネットヒータ範囲

ME:湿度検出器
H2E：水素濃度検出器
O2E:酸素濃度検出器
COE：一酸化炭素濃度検出器

MO

SV

空気作動弁

背圧弁

電磁弁

逆止弁

電動弁

図 2.1.4-1 格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）系統概要図
7

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R4

【凡例】
：流路
：空気作動弁

図2.2.1-1 原子炉建屋ガス処理系 系統概略図

8

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R3

図 2.2.2-1 静的触媒式水素再結合器概略設置図

9

凡例

【凡例】
中央制御室及び緊急時対策所へ
中央制御室へ

H2E

H2E

H2E

H2E

：原子炉建屋水素濃度：原子炉建屋水素濃度：盤：盤

ドライウェル：電気信号：電気信号

原子炉圧力容器中央制御室及び緊急時対策所へ
中央制御室へ

中央制御室
指 示
記 録

指 示

H2E

H2E

緊急時対策所NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R3

サプレッション・チェンバ

H2E

記
記 録
録

図 2.2.3-1 原子炉建屋水素濃度の系統概要図

3. 原子炉格納施設の水素濃度低減性能の評価
可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素濃度低減性能については，当該機器を設置（変更）許可における評価を踏まえた設計とし，当該機器が水素爆発による原子炉格納容器の破損防止に有効であることは，設置（変更）許可における「添付書類十 可燃性ガスの発生」において確認している。
また，窒素供給装置による原子炉格納容器内の水素低減性能の評価については，当該機器を設置（変更）許可における評価を踏まえた設計とし，当該機器が水素爆発による原子炉格納容器の破損防止に有効であることは，設置（変更）許可における「添付書類十 7.2.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」における「添付書類十 7.2.1.2 代替循環冷却系を使用する場合」
において確認している。
静的触媒式水素再結合器及び原子炉建屋ガス処理系による原子炉建屋原子炉棟の水素濃度低減性能の評価については，別添 1 における水素濃度及び酸素濃度の評価において確認している。

4. 原子炉格納施設の水素濃度低減設備の詳細設計
4.1 原子炉格納容器の破損を防止するための水素濃度低減設備
4.1.1 可燃性ガス濃度制御系
可燃性ガス濃度制御系は，完全に独立した 100 ％容量のもの 2 系統から構成され，各系統はブロワ，加熱器，再結合器，冷却器等から構成される設計とする。
設置（変更）許可において実施している評価を踏まえ，原子炉冷却材喪失事故時 30 分以内に10

中央制御室より手動で起動し，約 3 時間のウォームアップ運転後に処理が開始される設計とする。
可燃性ガス濃度制御系は，熱反応式再結合装置であるため，再結合器のガス温度によって性能が決まることから，再結合器出口のガス温度を検出し，温度指示制御器によって加熱器への電流を制御することで，再結合器出口のガス温度を一定温度に制御できる設計とする。

4.1.2 窒素供給装置
窒素供給装置は，炉心の著しい損傷が発生した場合において，ジルコニウム−水反応及び水の放射線分解等により原子炉格納容器内に発生する水素濃度及び酸素濃度を可燃限界未満にすることが可能な設計とする。
供給量としては，設置（変更）許可における評価に用いた原子炉格納容器への供給量が 400
m3/h であることから，1 台あたり 200 m3/h を供給可能な設計とし，2 台使用する設計とする。
これにより，原子炉格納容器内で発生する水素及び酸素の不確かさを考慮しても，水素濃度及NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R3

び酸素濃度を可燃限界未満に維持できる設計とする。
窒素供給装置は，重大事故等時において窒素供給に必要な容量を有するものを 1 セット 2 台と，
故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 2 台の合計 4 台を保管する。
窒素供給装置用電源車は，窒素供給装置 1 セット 2 台への電源供給に必要な容量を有するものを 1 セット 1 台と，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 台の合計 2 台を保管する。

4.1.3 格納容器圧力逃がし装置
格納容器圧力逃がし装置は，フィルタ装置，圧力開放板，配管・弁類，計測制御装置等によって構成する。また，格納容器圧力逃がし装置のうち，フィルタ装置は，フィルタ容器，スク
ラビング水，金属フィルタ及びよう素除去部から構成する。
格納容器圧力逃がし装置は，水素及び酸素排出設備として放射性物質低減機能及び水素爆発を防止する機能を有する設計とする。
(1) 放射性物質低減機能
格納容器圧力逃がし装置は，炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器に発生するガスを，フィルタ装置を通して大気に逃がすことで，放出される粒子状の放射性物質（セシウム等）を低減する。このため，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として定められている Cs-137 の放出量が 100 TBq を下回ることができる性能を有したものとする。
フィルタ装置としては，上述した Cs-137 の放出量制限を満足させるため，粒子状放射性物
質除去効率 99.9 ％以上の性能を有する装置を採用する。
また，フィルタ装置は，ガス状放射性よう素の除去効率として，無機よう素は 99 ％以上，
有機よう素は 98 ％以上の性能を有する。
11

(2) 水素爆発を防止する機能
格納容器圧力逃がし装置は，可燃性ガスの爆発防止等の対策として不活性ガス(窒素)に置換した状態で待機し，格納容器圧力逃がし装置の使用後には，窒素供給装置を用いて系統内を不活性ガスにて置換する。これにより，排気中に含まれる可燃性ガス及び使用後に水の放射線分解により発生する可燃性ガスによる爆発を防ぐことが可能な設計とする。
格納容器内酸素濃度をドライ条件に換算して 5 vol％未満で管理することで，格納容器圧力逃がし装置内で可燃性ガス濃度が可燃域に達することはない。
格納容器圧力逃がし装置の使用により原子炉格納容器内及びスクラビング水内に捕集された放射性物質による水の放射線分解によって発生する水素及び酸素の量は微量であること，また格納容器圧力逃がし装置の使用を継続することから，格納容器圧力逃がし装置内で可燃性ガ
ス濃度が可燃域に達することはない。
格納容器圧力逃がし装置内で可燃性ガスが蓄積する可能性がある箇所については，ベントラ

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R3インを設置し，可燃性ガスが局所的に滞留しない設計とする。

4.1.4 格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）
格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）は，炉心の著しい損傷が発生した場合に水素濃度及び酸素濃度が変動する可能性のある範囲で監視することを目的として，原子炉格納容器内の雰囲気ガスをサンプリングすることで，原子炉建屋原子炉棟内に設置する水素検出器及び酸素検出器にて原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度を測定できる設計とする。
格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）のサンプリング装置は，原子炉格納容器内の雰囲気ガスを圧縮機により吸い込み，測定に影響を与える蒸気凝縮が生じない
ようサンプリング系統及びサンプリング装置内にトレースヒータ及キャビネットヒータを設置し温度調節を行う設計とする。
サンプリング装置内は温度・圧力制御され，湿度検出器によりサンプリングガスの湿度を測定した後，水素検出器をとおり原子炉格納容器内（ドライウェル，サプレッション・チェンバ）の水素濃度を測定する。さらに湿度検出器及び水素検出器を通ったサンプリングガスを冷却器にて一定温度に冷却後，酸素検出器により酸素濃度を測定する。ウェット条件における出力にあたっては酸素濃度に対して，ドライ条件における出力にあたっては水素濃度に対して湿度検
出器測定値による補正を行い，中央制御室にウェット条件及びドライ条件の値が同時に出力される設計とする。
格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）は，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度をトレンドにて連続的に監視できる設計とする。また，原子炉格納容器の水素爆発を防止するための格納容器ベントの判断等に使用する（格納容器ベント基準：格納容器
内酸素濃度 4.3 vo1％（ドライ条件））。なお，格納容器内酸素濃度（ＳＡ）の最大計測誤差
12

は，ドライ条件において±0.6 vol％であり，プラス側の誤差を考慮しても可燃限界である酸素濃度（5 vo1％）に対して 0.1 vol％の余裕を有している。

4.2 原子炉建屋等の破損を防止するための水素濃度低減設備
4.2.1 原子炉建屋ガス処理系
原子炉建屋ガス処理系は，水素排出設備として放射性物質低減機能及び水素爆発を防止する機能を有する設計とする。
(1) 放射性物質低減機能
非常用ガス再循環系は，100 ％のもの 2 系統から構成され，各系統は，湿分除去装置，電気加熱器，前置フィルタ，粒子用高効率フィルタ，よう素用チャコールフィルタ，排風機等で構成し，1 系統で原子炉建屋内のガスを 1 日当り 5 回循環処理する能力を有する。
この系のよう素用チャコールフィルタは，有機よう素の吸着除去が可能なようにＫＩ，Ｎａ
Ｉを添着した活性炭を用い，よう素除去効率は 90 ％以上の性能を有する。粒子用高効率フィNT2 補① Ⅴ-1-8-2 R5

ルタは，1 段で固体状核分裂生成物を 99 ％以上除去できる性能を有し，これをチャコールフ
ィルタの前後に 1 段ずつ設置する。また，前置フィルタは，粒子用高効率フィルタの目詰りを防止するため，比較的径の大きなゴミ類を除去するために設置する。よう素用チャコールフィ
ルタが高湿度ガスのため効率低下をきたすことを防止するため，湿分除去装置を設けて湿分を除去するとともに，電気加熱器によりチャコールフィルタに入るガスの相対湿度を 80 ％以下にする設計とする。
非常用ガス再循環系フィルタトレインの構成を図 4.2.1-1 に示す。
非常用ガス処理系は，非常用ガス再循環系で処理したガスの一部を再度処理した後，排気筒
高さから大気中へ放散させる系である。この系は，100 ％容量のもの 2 系統から構成され，各系統は，電気加熱器，よう素用チャコールフィルタ，粒子用高効率フィルタ，排風機等で構成
し，1 系統で原子炉建屋を水柱約 6 mm の負圧に保ちながら原子炉建屋内ガスの約 100 ％を 1日で処理する能力を有する。
この系のよう素用フィルタは，溶接シール式の深層チャコールフィルタで厚さ約 15 cm あり，
系統よう素除去効率は 97 ％以上の性能を有する。
この系は，非常用ガス再循環系で処理したガスが入るので，湿分，比較的径の大きいゴミ類
はガス中に存在しないため，湿分除去装置，前置フィルタは設けていない。また，粒子用高効率フィルタは，チャコールフィルタの後に 1 段設置する設計とする。
非常用ガス処理系フィルタトレインの構成を図 4.2.1-2 に示す。

(2) 水素爆発を防止する運用
原子炉建屋ガス処理系は，原子炉格納容器が健全である場合，水素排出設備として十分な性能を有しているものの，原子炉格納容器から異常な漏えいが発生し，原子炉建屋ガス処理系の水素排出能力を超える場合には，原子炉建屋の水素濃度が上昇し，原子炉建屋ガス処理系系統
13

内で水素濃度が可燃限界に到達するおそれがある。そのため，原子炉格納容器から異常な漏えいが発生し，原子炉建屋水素濃度が 2 vol％＊に到達した場合，原子炉建屋ガス処理系を停止す
る運用とすることで，動的機器を含む系統内での水素爆発を防止する。
注記 ＊：ＧＯＴＨＩＣ解析によって，原子炉格納容器が健全である場合の原子炉建屋原子炉棟における最大水素濃度が約 0.3 vol％程度であること，原子炉建屋水素濃度の最大計測誤差が±0.25 vol％であること及び静的触媒式水素再結合器は，水素濃度 1.5 vol％までに起動することから，原子炉格納容器から異常な漏えいが発生し，原子炉建屋ガス処理系系統内での水素爆発のおそれがあることの判断基準として，原子炉建屋水素濃度 2 vol％を設定している。

4.2.2 静的触媒式水素再結合器
静的触媒式水素再結合器は，評価に用いる性能と，水素を継続的に低減させるための配置を考慮して以下のとおり設計する。

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R5

また，静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，静的触媒式水素再結合器の動作状況を温度上昇により確認できるよう設計する。
仕様について表 4.2.2-1 に，容量設定の条件を表 4.2.2-2 に示す。
(1) 静的触媒式水素再結合器の性能
a. 性能評価式
静的触媒式水素再結合器は，水素処理容量 0.5 kg/h（1 基当たり）（水素濃度 4 vol％，大気圧，温度 100 ℃において）を満足する性能評価式を持つ型式品を設置する設計とする。
具体的には，メーカによる開発試験に基づく，温度，圧力，水素濃度等の雰囲気条件をパラメータとした水素処理容量の相関式についての検証を確認した仕様と同等の型式品を設置する設計とする。また，触媒カートリッジの寸法及び間隔を開発当時と同じ設計とし，開発試験時に使用された触媒カートリッジ枚数（88 枚）に対して，東海第二発電所で使用する静的触媒式水素再結合器の触媒カートリッジ枚数は，22 枚であることから，スケールファクタ「22／88（=0.25）」を考慮して設置する設計とする。
静的触媒式水素再結合器の詳細な性能評価式の検証については，別添 1 別紙 1「ＰＡＲの性能確認試験について」に示す。
b. 環境条件の配慮
炉心損傷を伴う重大事故等時において，原子炉格納容器内によう化セシウム等の粒子状放射性物質，ガス状よう素，蒸気等が発生するため，これらが原子炉建屋原子炉棟 6 階へ漏えいした場合においても，所要の性能が発揮される型式品を設置する設計とする。
具体的には、国際的なプロジェクト試験等での以下のような環境条件への適用試験を踏まえた設計とする。
粒子状放射性物質については，沈着や格納容器スプレイにより除去されることから，原子炉建屋原子炉棟 6 階への漏えい量が十分に小さいことに加え，粒子状放射性物質の影響を受
14

けても所要の性能が発揮される型式品を設置する設計とする。
蒸気環境下による性能への影響については，国際的なプロジェクト試験により，ドライ条
件と水蒸気濃度 50 vol％の条件下における性能比較を実施した評価試験を実施しており，性能に与える影響がないことを確認している。
ガス状よう素による性能への影響については，開発試験により性能低下が確認されているが，メーカの提示する性能評価式に対して，試験で得られたガス状よう素による性能低下を考慮した反応阻害物質ファクタを考慮する設計としている。
原子炉建屋原子炉棟 6 階の環境は，国際的なプロジェクト等の試験環境と同等以下である
ことから，これらの試験で有効性が確認された型式品を設置する設計とする。
蒸気環境条件の試験については，別添 1 別紙 1「ＰＡＲの性能確認試験について」に，ガス状よう素の影響については，別添 1 別紙 2「反応阻害物質ファクタについて」に詳細を示す。

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R5(2) 静的触媒式水素再結合器の基数及び配置
静的触媒式水素再結合器は，以下の考えに基づき，設置（変更）許可における基数（24 基）を設置することとし，配置においては，静的触媒式水素再結合器の触媒反応時の高温ガスの排出が重大事故等時の対処に重要な計器・機器に悪影響がないよう 3 m 以上の離隔距離を設ける設計とする。
炉心の著しい損傷が発生し，原子炉格納容器内に水素が蓄積した状態では，原子炉格納容器のフランジ部等を通じて水素が原子炉建屋原子炉棟内に漏えいする可能性がある。原子炉建屋
原子炉棟内に漏えいした水素は，比重の関係で原子炉建屋原子炉棟 6 階まで上昇し，原子炉建
屋原子炉棟 6 階に滞留することが想定されるため，原子炉建屋原子炉棟 6 階に 24 基を分散して設置する設計とする。設置箇所の概略配置図を図 4.2.2-1 に，設置概要図を図 4.2.2-2 に示す。
静的触媒式水素再結合器の温度上昇による周辺機器への悪影響について，別添 1 別紙 3「ＰＡＲの周辺機器に対する悪影響防止について」に示す。

(3) 静的触媒式水素再結合器動作監視装置
静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，中央制御室にて動作状況を温度上昇により確認できるよう，原子炉建屋原子炉棟内に設置されている静的触媒式水素再結合器（2 基）に熱電対を入口側と出口側に取り付ける設計とする。
静的触媒式水素再結合器動作監視装置の概略構成図について図 4.2.2-3 に示す。
静的触媒式水素再結合器は，触媒における再結合反応により水素を除去する装置であるため，水素濃度の上昇に伴って装置の入口側と出口側の温度差が上昇することから，静的触媒式水素再結合器に温度計を設置することにより，水素処理の状況を把握することができ，静的触媒式
水素再結合器による水素処理が行われていることを確認することができる設計とする。図15

4.2.2-4 に熱電対の取り付け位置を示す。
静的触媒式水素再結合器の動作時に想定される範囲の温度は，触媒カートリッジの出入口温度を測定した試験結果より，可燃限界水素濃度である水素濃度 4 vol％程度で約 170 K である。
静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，これを包含する 0〜300 ℃とすることで，有意な温度上昇を確認できる設計とし，重大事故等時において測定可能なよう耐環境性を有した熱電対を使用する。なお，静的触媒式水素再結合器のハウジング内流路影響の観点から，水素濃度低減性能へ影響を及ぼさないよう熱電対シースを十分小さくする設計とする。
仕様について表 4.2.2-3 に示す。
静的触媒式水素再結合器動作監視装置の詳細について，別添 1 別紙 4「ＰＡＲ動作監視装置について」に示す。

(4) 静的触媒式水素再結合器の性能確認方法
静的触媒式水素再結合器は，設置（変更）許可における評価に用いた水素処理容量 0.5 kg/h/

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R3（1 基当たり）（水素濃度 4 vol％，大気圧，温度 100 ℃において）を満足する性能評価式を持つ型式品を設置する。
静的触媒式水素再結合器は，重大事故等時の環境においても所要の性能が発揮される型式品であることを確認する。
よって，静的触媒式水素再結合器は，静的触媒式水素再結合器の動作性能である性能評価式
が水素処理容量 0.5 kg/h（1 基当たり）（水素濃度 4 vol％，大気圧，温度 100 ℃において）を満足するものであるかどうかを設計として確認し，その後，設置する静的触媒式水素再結合器の性能に係る影響因子を確認する手段として以下の確認を行うことで，静的触媒式水素再結合器が性能評価式（水素処理容量 0.5 kg/h/（1 基当たり）（水素濃度 4 vol％，大気圧，温度
100 ℃において））のとおり性能が発揮されていることを確認する。
a. 機能・性能検査
原子炉停止中に検査装置にて触媒カートリッジの水素処理性能を確認する。
b. 外観検査
原子炉停止中に静的触媒式水素再結合器のハウジングが設計通りの外観であることを確認する。
触媒カートリッジは有意な変形，傷等の有無について確認する。また，員数について，規定の枚数がハウジングに収納されていることを確認する。
触媒カートリッジの表面に異常がないことを確認する。
c. 仕様確認（質量測定）
設置段階において，触媒充てん前後のカートリッジ質量を測定し，触媒充てん量を確認する。

詳細な静的触媒式水素再結合装置の性能確認方法について，別添 1 別紙 5「ＰＡＲの性能維
16

持管理について」に示す。

4.2.3 原子炉建屋水素濃度
原子炉建屋水素濃度は，炉心損傷時に原子炉格納容器内に発生する水素が原子炉建屋原子炉棟に漏えいした場合に，水素濃度が変動する可能性のある範囲で測定できるように，原子炉建
屋原子炉棟 6 階において，0〜10 vol％を計測可能な設計とする。また，原子炉建屋水素濃度
は，水素が最終的に滞留する原子炉建屋原子炉棟 6 階の天井付近に位置的分散を考慮して設置するとともに，原子炉格納容器内で発生した水素が漏えいする可能性のある原子炉建屋原子炉棟 2 階及び地下 1 階にも設置し，水素の早期検知及び滞留状況把握のため，0〜20 vol％を計
測可能な設計とする。原子炉建屋水素濃度は，触媒式及び熱伝導式であり，同一目的の水素爆発による原子炉建屋原子炉棟の損傷を防止するための監視設備である熱電対式の静的触媒式
水素再結合器動作監視装置とは多様性を有した計測方式とする。また，原子炉建屋原子炉棟 6階の天井付近，2 階及び地下 1 階に設置する原子炉建屋水素濃度に対して，静的触媒式水素再NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R2結合器動作監視装置は原子炉建屋原子炉棟 6 階両壁面付近に設置することで，位置的分散を図る設計とする。
原子炉建屋水素濃度は，原子炉建屋原子炉棟の水素濃度をトレンドにて連続的に監視できる設計とする。また，原子炉建屋原子炉棟の水素爆発を防止するための原子炉建屋ガス処理系の停止の判断等に使用する。（原子炉建屋ガス処理系の停止基準：原子炉建屋水素濃度 2 vol％）なお，原子炉建屋水素濃度の最大計測誤差が±0.25 vol％であり，プラス側の誤差を考慮しても水素の可燃限界濃度（4 vol％）に対して 1.75 vol％の余裕を有している。

4.3 水素濃度低減設備に係る電源(1) 可燃性ガス濃度制御系
可燃性ガス濃度制御系の電源については，非常用ディーゼル発電機から給電が可能な設計とする。

(2) 窒素供給装置
窒素供給装置の電源については，重大事故等対処設備である窒素供給装置用電源車から給電が可能な設計とする。

(3) 格納容器圧力逃がし装置
格納容器圧力逃がし装置の電源については，重大事故等対処設備である常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，常設代替直流電源設備又は可搬型代替直流電源設備から給電が可能な設計とする。

(4) 格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）
17

格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）の電源については,重大事故等対処設備である常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備から給電が可能な設計とする。

(5) 原子炉建屋ガス処理系
原子炉建屋ガス処理系の電源については，非常用ディーゼル発電機に加えて，常設代替交流電源設備から給電が可能な設計とする。

(6) 静的触媒式水素再結合器
静的触媒式水素再結合器の電源については，水素と酸素を触媒反応によって再結合できる装置
であり，駆動用の電源は不要である。
また，静的触媒式水素再結合器動作監視装置の電源については，常設代替直流電源設備である
緊急用 125V 系蓄電池又は可搬型代替直流電源設備である可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R4器から給電が可能な設計とする。

(7) 原子炉建屋水素濃度
原子炉建屋水素濃度のうち，原子炉建屋原子炉棟 6 階に設置するものについては，常設代替交
流電源設備又は可搬型代替交流電源設備から給電が可能な設計とする。原子炉建屋原子炉棟 6 階を除く原子炉建屋原子炉棟に設置するものについては，常設代替直流電源設備又は可搬型代替直流電源設備から給電が可能な設計とする。

18

非常用ガス再循環系フィルタトレイン【凡例】
湿分除去装置

電気加熱器

前置フィルタ

粒子用高効率フィルタ

よう素用チャコールフィルタ

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R4

基 数
2（うち1は予備）容 量
約17000 m3/h（1基当たり）
チャコール層厚さ 約50 mm
よう素除去効率 90 ％以上（系統効率）
粒子除去効率99.97 ％以上（直径0.5 μm以上の粒子）

図 4.2.1-1 非常用ガス再循環系フィルタトレインの構成

非常用ガス処理系フィルタトレイン
【凡例】
電気加熱器

よう素用チャコールフィルタ

粒子用高効率フィルタ

基 数2（うち1は予備）
容 量
約3570 m3/h（1基当たり）
チャコール層厚さ 約150 mm
よう素除去効率 97 ％以上（系統効率）
粒子除去効率99.97 ％以上（直径0.5 μm以上の粒子）

図 4.2.1-2 非常用ガス処理系フィルタトレインの構成

19

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R3

図4.2.2-1 静的触媒式水素再結合器概略設置図（1／2）

20

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R3

図4.2.2-1 静的触媒式水素再結合器概略設置図（2／2）

図4.2.2-2 静的触媒式水素再結合器設置概要図

21中央制御室

熱電対
演算装置

指 示

記 録＊1

緊急時対策所【凡例】

記 録＊2
設計基準対象施設
重大事故等対処設備

注記 ＊1：データ伝送装置＊2：緊急時対策支援システム伝送装置

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R3

設計基準対象施設及び重大事故等対処設備

図4.2.2-3 静的触媒式水素再結合器動作監視装置の概略構成図

ハウジング内壁からカートリッジ上部

熱電対設置位置（出口側）

触媒カートリッジ

熱電対設置位置（入口側）

図 4.2.2-4 静的触媒式水素再結合器への熱電対取付位置概要図22

表4.2.2-1 静的触媒式水素再結合器設計仕様
項目仕様
0.50 kg/h（1基当たり）

水素処理容量（水素濃度4 vol％，大気圧，温度100 ℃において）

静的触媒式水素再結合器

24基

設置基数
設置箇所

原子炉建屋原子炉棟6階（オペレーティングフロア）

表4.2.2-2 水素処理容量設定の条件
項目
水素濃度 ＣＨ２

設定の条件
水素の可燃限界濃度4 vol％未満に低減するため，4 vol％とする。

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R3

重大事故等発生時の原子炉建屋原子炉棟の圧力は，原子炉格納容器からの圧力 Ｐ

ガスの漏えいにより大気圧より僅かに高くなると考えられるが，保守的に大気圧（1.01×105 Pa）とする。

温度 Ｔ

保守的に100 ℃（373.15 K）とする。

表 4.2.2-3 静的触媒式水素再結合器の動作監視装置の仕様
検出器の種類

計測範囲

熱電対

0 ℃〜300 ℃

注記

個

数
4＊

＊：2基の静的触媒式水素再結合器に対して出入口に1個設置

23

取付箇所
原子炉建屋
原子炉棟6階別添 1

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R2静的触媒式水素再結合器及び原子炉建屋ガス処理系の設計

目次

1. 概要

別添1-1

1.1 設置目的

別添1-1

2. 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備

別添1-1

2.1 水素濃度制御設備

別添1-1

2.1.1 水素濃度制御設備の主要仕様

別添1-1

2.1.2 水素濃度制御設備の設計方針

別添1-4

2.1.3 水素濃度制御設備の設計仕様

別添1-6
別添1-8

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R3

2.2 水素排出設備
2.2.1 水素排出設備の主要仕様

別添1-8

2.3 原子炉建屋原子炉棟の水素挙動

別添1-11

2.3.1 解析条件

別添1-192.3.2 解析結果

別添1-292.4 水素濃度監視設備

別添1-352.4.1 水素濃度監視設備の概要

別添1-352.4.2 水素濃度監視設備の主要仕様

別添1-35
別添1-422.5 引用文献

別紙
別紙1 ＰＡＲの性能確認試験について

別添1-43

別紙2 反応阻害物質ファクタについて

別添1-59

別紙3 ＰＡＲの周辺機器に対する悪影響防止について

別添1-63

別紙4 ＰＡＲ動作監視装置について

別添1-67

別紙5 ＰＡＲの性能維持管理について

別添1-72

1. 概要1.1 設置目的
炉心の著しい損傷が発生した場合において，水素爆発による原子炉建屋原子炉棟の損傷を防止す
るため，水素濃度制御設備，水素排出設備及び水素濃度監視設備を設置する。
(1) 水素濃度制御設備
水素濃度制御設備として静的触媒式水素再結合器（以下「ＰＡＲ」という。）を設置し，原子
炉建屋原子炉棟内の水素濃度の上昇を抑制できる設計とする。ＰＡＲは，触媒カートリッジ及びハウジングで構成し，駆動用の電源及び起動操作を必要としない設備である。
ＰＡＲには静的触媒式水素再結合器動作監視装置（以下「ＰＡＲ動作監視装置」という。）を設置する。ＰＡＲ動作監視装置は，中央制御室等にて監視可能であり，代替電源設備から給電が可能な設計とする。

(2) 水素排出設備
水素排出設備として原子炉建屋ガス処理系を設置し，原子炉建屋原子炉棟内へ漏えいした水素NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R2を排出することで原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度を低減し，水素爆発による原子炉建屋原子炉棟の損傷を防止するとともに，放射性物質を低減できる設計とする。原子炉建屋ガス処理系は，
非常用ディーゼル発電機に加えて，代替電源設備から給電が可能な設計とする。

(3) 水素濃度監視設備
原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度監視設備として原子炉建屋水素濃度を設置し，想定される事
故時に水素濃度が変動する可能性のある範囲で測定できる設計とする。原子炉建屋水素濃度は，中央制御室及び緊急時対策所にて監視可能であり，代替電源設備から給電が可能な設計とする。

2.

水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備

2.1 水素濃度制御設備
2.1.1 水素濃度制御設備の主要仕様
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉建屋原子炉棟の水素爆発による損傷を防止するため，水素濃度制御設備としてＰＡＲを設置する。なお，設置するＰＡＲは，国際的な性能試験の実績があり，欧米で納入実績のあるＮＩＳ社製のＰＡＲを採用する。
ＰＡＲは，触媒反応を用いて水素と酸素を再結合させて，雰囲気を可燃限界未満に維持する設備であり，触媒カートリッジ及びハウジングで構成する。
触媒カートリッジは，ステンレス鋼板で形成したフレームの中に触媒を充てんしており，空気と触媒を接触させるために多数の長穴が開けられている。触媒にはパラジウムを使用しており，表面には疎水コーティングを施すことにより，高湿度な雰囲気から触媒を保護し，水素，酸素を触媒に接触し易くしている。
ハウジングは，ステンレス鋼製であり，触媒カートリッジを内部に収納し，触媒カートリッ
別添 1-1ジを水素処理に適切な間隔に保持し，水素処理に適切なガスの流れとなるよう設計されている。
ＰＡＲは，周囲の水素の濃度上昇に応じて結合反応を開始する。触媒反応により水素と酸素を結合させ，その反応熱による上昇流により触媒表面のガスの流れを促し，結合反応を維持する。触媒を通過したガス及び結合反応により生じた水蒸気は，ＰＡＲの上方の排気口より空間内に拡散する。
したがって，ＰＡＲは，電源及び起動操作を必要とせず，水素，酸素があれば自動的に反応を開始する設備である。
ＰＡＲ主要仕様を表2.1.1-1，ＰＡＲ概要図を図2.1.1-1に示す。

表2.1.1-1 ＰＡＲ主要仕様(1) ハウジング
全高
幅

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R2

奥行
材料

ステンレス鋼(2) 触媒カートリッジ
全高
幅
奥行
材料

ステンレス鋼（数量

22枚（ＰＡＲ1基当たり）(3) 触媒
触媒基材 アルミナ
触媒

パラジウム

(4) 水素処理容量 約0.50 kg/h（1基当たり）（水素濃度4 vo1％，大気圧，温度100 ℃において）(5) 最高使用温度 300 ℃

別添 1-2

フード
点検ハッチ

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R1

ブラケット

触媒
図2.1.1-1 ＰＡＲ概要図

別添 1-3

2.1.2 水素濃度制御設備の設計方針
ＰＡＲは，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器から，多量の水素が原
子炉建屋原子炉棟へ漏えいする過酷な状態を想定した場合に，原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度が可燃限界未満となる設計とする。
原子炉格納容器からの水素の漏えい量は，事故シナリオに依存するが，有効性評価結果（原子炉格納容器への雰囲気圧力・温度による静的負荷が大きい「原子炉冷却材喪失（大ＬＯＣＡ）
時に非常用炉心冷却系の機能及び全交流動力電源が喪失する事故」を選定）を踏まえた条件において，原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度が可燃限界未満となることを必要条件とした上で，更に過酷な条件を想定して，ＰＡＲの設計を実施する。
(1) 水素漏えい条件
水素漏えい条件は，表2.1.2-1に示すとおり，有効性評価結果を踏まえた条件より十分保守的に設定している。

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R2

表2.1.2-1 ＰＡＲ設計条件における水素漏えい条件
項目

ＰＡＲ設計条件【参考】有効性評価結果（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損））

水素発生量

約1400 kg
（ＡＦＣ（燃料有効部被覆管）
100 ％相当）

約700 kg（ジルコニウム−水反応，金属腐食，
水の放射線分解考慮）

格納容器漏えい率

10 ％/day（一定）約1.3 ％/day（最大）a. 水素発生量について
有効性評価シナリオ（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損））では，事象発生25分後に低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を開始し，直ちに炉心が冷却されるため，発生水素量は，ジルコニウム−水反応，金属腐食及び水の放射線分解での水素発生量を考慮しても約700 ㎏となるが，更に過酷な条件として，約1400 ㎏（ＡＦＣ（燃料有効部被覆管）100 ％相当）が発生するものとしてＰＡＲを設計する。
b. 格納容器漏えい率について
重大事故等発生時に原子炉格納容器圧力が設計圧力を超える場合の格納容器漏えい率は，以下のＡＥＣ（Atomic Energy Commission）の式から設定する。重大事故等発生時は，原子炉格納容器圧力が設計圧力の2倍（以下「2Pd」という。）を超えないように運用するため，
2Pdにおける格納容器漏えい率が最大漏えい率となり，事故時条件として200 ℃，2Pd，ＡＦ
Ｃ100 ％相当の水素発生量を想定した場合におけるガス組成（水素：39 ％，窒素：21 ％，水蒸気：40 ％）を踏まえると，ＡＥＣの式から約1.4 ％/dayとなる。この値は，有効性評価
結果を包含した条件であるが，更に過酷な条件として10 ％/dayの漏えい率を仮定し，ＰＡ

別添 1-4

Ｒを設計する。

（ＡＥＣの式）

Ｌ＝Ｌｏ・(Ｐｔ−Ｐａ)・Ｒｔ・Ｔｔ(Ｐｂ−Ｐａ)・Ｒｂ・Ｔｂ

Ｌ ：格納容器漏えい率
Ｌｏ：設計漏えい率
Ｐｔ：格納容器内圧力
Ｐａ：格納容器外圧力Ｐｂ：格納容器設計圧力
Ｒｔ：事故時の気体定数
Ｒｂ：空気の気体定数Ｔｔ：格納容器内温度

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R0

Ｔｂ：格納容器設計温度

別添 1-5

2.1.3 水素濃度制御設備の設計仕様
ＰＡＲ設計方針に基づき設定したＰＡＲの設計仕様を表2.1.3-1に示す。

表2.1.3-1 ＰＡＲ設計仕様
項目仕様
0.50 kg/h（1基当たり）

水素処理容量（水素濃度4 vol％，大気圧，温度100 ℃において）

ＰＡＲ設置基数

24 基
原子炉建屋原子炉棟6階

設置箇所（オペレーティングフロア）(1) 水素処理容量について
ＰＡＲの水素処理容量は，以下の基本性能評価式によって表される。

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R2

ＤＲ＝Ａ

ＣＨ２

Ｐ

100

Ｔ

3600 ＳＦ

ＤＲ：水素処理容量［kg/h（1基当たり）］

Ａ

：定数

ＣＨ２

：ＰＡＲ入口水素濃度［vo1％］

Ｐ：圧力［105 Pa］

Ｔ：温度［K］

ＳＦ：スケールファクタ［−］式（2.1）

式（2.1）は，メーカによる開発試験を通じて，温度，圧力，水素濃度等の雰囲気条件をパラメータとした水素処理容量の相関式であり，水素処理容量は，単位時間当たりＰＡＲ内部を通過し，酸素と結合し水蒸気になる水素の重量を示している。
スケールファクタは，触媒カートリッジの寸法及び間隔を開発当時と同じとすることを前提とし，開発試験時に使用された触媒カートリッジ枚数（88枚）に対して，実機で使用するＰ
ＡＲの触媒カートリッジ枚数の比として設定されている。東海第二発電所で使用するＰＡＲの触媒カートリッジ枚数は，22枚であり，スケールファクタは，「22／88（=0.25）」となる。
これらに表2.1.3-2の条件を設定し，ＰＡＲ1基当たりの水素処理容量は，0.50 kg/h（1基当たり）（水素濃度4 vol％，大気圧，100 ℃）とする。

別添 1-6

表2.1.3-2 水素処理容量設定の条件
項目

設定の条件

水素濃度 ＣＨ２

水素の可燃限界濃度4 vol％未満に低減するため，4 vol％とする。

圧力 Ｐ

重大事故等時の原子炉建屋原子炉棟の圧力は，原子炉格納容器からのガスの漏えいにより大気圧より僅かに高くなると考えられるが，保守的に大気圧（1.01×10５ Pa）とする。

温度 Ｔ

保守的に100 ℃（373.15 K）とする。

(2) ＰＡＲ設置基数
ＰＡＲの実機設計においては，ＰＡＲの設置環境を踏まえ，式（2.1）に反応阻害物質ファクタ（Ｆｉ）を乗じた式（2.2）を用いる。
反応阻害物質ファクタとは，重大事故等時に原子炉格納容器内に存在するガス状よう素によるＰＡＲの性能低下を考慮したものであり，東海第二発電所の実機設計における水素処理容量は，
ＰＡＲの水素処理容量（0.50 kg/h（1基当たり））に0.5を乗じた0.25 kg/h（1基当たり）とする。

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R3

ＤＲ＝Ａ

ＣＨ２

Ｐ

100

Ｔ

3600 ＳＦ Ｆｉ

ＤＲ：水素処理容量［kg/h（1基当たり）］

Ａ

：定数［

ＣＨ２

：ＰＡＲ入口水素濃度［vo1％］

Ｐ：圧力［10５Pa］

Ｔ：温度［K］

ＳＦ：スケールファクタ［=0.25］

Ｆｉ：反応阻害物質ファクタ［=0.5］

式（2.2）

これに第2.1.2-1表で設定したＰＡＲ設計条件を踏まえ，ＰＡＲを24基設置する。

ＰＡＲ設置基数＝水素発生量×格納容器漏えい率／24［h/day］／設計水素処理容量＝1400［kg］×10［％/day］／24［h/day］／0.25［kg/h（1基当たり）］＝23.3［基］

別添 1-7

2.2 水素排出設備
2.2.1 水素排出設備の主要仕様
原子炉建屋ガス処理系は，非常用ガス処理系排風機，非常用ガス再循環系排風機，非常用ガ
ス処理系フィルタトレイン，非常用ガス再循環系フィルタトレイン，配管・弁類，計測制御装置等で構成する。
原子炉建屋ガス処理系は，非常用ガス処理系排風機により原子炉建屋原子炉棟内を負圧に維持するとともに，原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした水素を含む気体を非常用ガス処理系排気筒から排気することで，水素爆発による原子炉建屋原子炉棟の破損を防止するとともに，放射性物質を低減できる設計とする。
原子炉建屋ガス処理系の非常用ガス処理系排風機及び非常用ガス再循環系排風機は，原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内へ漏えいする水素等を含む気体を吸引し，非常用ガス処理
系フィルタトレイン及び非常用ガス再循環系フィルタトレインにて放射性物質を低減して，排気筒に隣接する非常用ガス処理系排気筒から排出することで，原子炉建屋原子炉棟内に水素がNT2 補① Ⅴ-1-8-2 R3

滞留しない設計とする。
原子炉建屋ガス処理系は，放射性物質低減機能として負圧達成機能及び負圧維持機能をもち，原子炉格納容器外に漏えいした可燃限界濃度未満の水素等を含む空気を滞留しないよう，非常用ガス処理系排気筒から排出する設計とする。
非常用ガス処理系排風機及び非常用ガス再循環系排風機は，非常用交流電源設備である非常用ディーゼル発電機に加えて，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置から給電が可能な設計とする。
原子炉建屋ガス処理系の主要仕様を以下に示す。また，概要図を図 2.2.1-1 に，排気筒及び非常用ガス処理系排気筒の位置関係を図 2.2.1-2 に示す。

(1) 非常用ガス処理系
a. 非常用ガス処理系排風機
台数2（うち 1 は予備）

容量

約 3570 m3/h（1 台当たり）

取付箇所

原子炉建屋原子炉棟 5 階

b. 非常用ガス処理系フィルタトレイン
型式

電気加熱器，粒子用高効率フィルタ及びよう素用チャコールフィルタ内蔵型

基数2（うち 1 は予備）

容量

約 3570 m3/h（1 基当たり）

チャコール層厚さ 約 150 mm
よう素除去効率97 ％以上（系統効率）

粒子除去効率99.97 ％以上（直径 0.5 μm 以上の粒子に対して）

別添 1-8

(2) 非常用ガス再循環系
a. 非常用ガス再循環系排風機
台数2（うち 1 は予備）

容量

約 17000 m3/h（1 台当たり）

取付箇所

原子炉建屋原子炉棟 5 階

b. 非常用ガス再循環系フィルタトレイン
型式

電気加熱器，粒子用高効率フィルタ及びよう素用チャコールフィルタ内蔵型

基数2（うち 1 は予備）

容量

約 17000 m3/h（1 基当たり）

チャコール層厚さ 約 50 mm
90 ％以上（系統効率）

粒子除去効率99.97 ％以上（直径 0.5 μm 以上の粒子に対して）

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R4

よう素除去効率【凡例】：流路：空気作動弁

図 2.2.1-1 原子炉建屋ガス処理系 系統概略図
別添 1-9

【凡例】
非常用ガス処理系のガスの流れ
各建屋換気系のガスの流れ
AO
手動弁

空気作動弁
伸縮継手

LS

レベルスイッチ

LS
原子炉建屋
A

AO

非常用ガス処理系
フィルタトレインA※

非常用ガス
処理系排風機
B

AO

雑用水

AO

非常用ガス処理系
フィルタトレインB

ドレン

下向きの枝管のため水素滞留のおそれはない。

AO

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R2※

各建屋排気ダクト

図 2.2.1-2 排気筒及び非常用ガス処理系排気筒の位置関係

別添 1-10

2.3 原子炉建屋原子炉棟の水素挙動
ＰＡＲ及び原子炉建屋ガス処理系の効果について，ＧＯＴＨＩＣコードによる解析により原子炉
建屋原子炉棟の水素挙動を確認する。
解析条件を表 2.3-1 から表 2.3-4 に，原子炉建屋原子炉棟の解析モデルを図 2.3-1 及び図 2.3-2に，解析モデルにおける原子炉建屋原子炉棟 6 階のＰＡＲの配置を図 2.3-3 に示す。
ＰＡＲを設置している原子炉建屋原子炉棟 6 階においては，132 個のサブボリュームに分割し，設置位置に該当する各ボリュームにＰＡＲを模擬したモデルを設定している。
大物搬入口及び各階段領域については，自然対流を模擬するため幾つかのサブボリュームに分割

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R2している。

別添 1-11

表 2.3-1 ＰＡＲの解析条件
No

項目
PAR の性能(NIS 製 PAR-22)(1)水素処理容量
ＤＲ

説明

ＤＲ＝Ａ・

ＣＨ２

Ｐ

100

Ｔ

入力値

3600 ＳＦ―

ＤＲ：水素処理容量 （㎏/h（1 基当たり））（m3/h）Ａ ：定数

ＣＨ２：水素濃度 （％）
Ｐ ：圧力 （105 Pa）
Ｔ ：温度 （K）
ＳＦ：スケールファクタ(2)反応阻害物質
ファクタ

製造上の性能のばらつき，プラント通常運転中及び事故時の劣化余裕を考慮する。

Ｆｉｎｈｉｂｉｔ(3)低酸素ファクタ

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R3

1

0.5
(事故初期
より一定)

低酸素ファクタは，以下のとおりとする。ただし，1 以上の場合は全て１とし， ―0 未満の場合は全て 0 とする。

ＦｌｏｗＯ２0.74210.60900.70460.026

ＣＯ２：酸素濃度 （vol％）(4)起動水素濃度

国内試験で起動が確認されている範囲に余裕を見た値。

1.5 vol％

同上

2.5 vol％(6)起動遅れ考慮しない。

―

2

ＰＡＲ基数

実際の設置基数

24 基

3ＰＡＲ設置位置

図 2.3-3 参照

―

ＣＨ２ｏｎ
(5)起動酸素濃度
ＣＯ２ｏｎ

別添 1-12

表 2.3-2 マルチノードモデルの解析条件（1／2）
No

項目

入力値

備考

原子炉建屋原子炉棟の条件(1)圧力（初期条件)

大気圧

6 階中心高さにおける圧力を 101.325 kPa とし，他階は 6 階中心高さより空気の水頭差を考慮した値とする。

(2)温度（初期条件)

40 ℃想定される高めの温度として設定(3)組成（初期条件)

相対湿度 100 ％の空気

同上

(4)空間容積（固定)6 階:22330 m3
5 階(西側):2070 m35 階(東側):2490 m3
4 階(西側):2410 m3
4 階(東側):3660 m3
3 階(西側):2610 m33 階(東側):2970 m3
2 階(西側):1260 m3
2 階(東側):2130 m3
1 階(西側):1510 m3
1 階(東側):1480 m3
地下 1 階(西側):1560 m3
地下 1 階(東側):1500 m3
地下 2 階(西側):1210 m3
地下 2 階(北東側):390 m3
地下 2 階(南東側):380 m3

入力値は，容積×0.7 とする。（躯体分，機器配管分を差し引いた値）(5)開口面積（固定)表 2.3-3 参照

垂直方向の開口として模擬する箇所は，大物搬入口及び各階段とする。

圧力境界条件（外部・外気への漏えい)(1)圧力（固定)101.325 kPa

大気圧(2)温度（固定)40 ℃想定される高めの温度として設定(3)酸素濃度（固定)21 vol％

乾燥空気の組成(4)窒素濃度（固定)79 vol％

同上流出条件（外部への漏えい)
(1)位置

6階

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R3

1

2

3

別添 1-13

表 2.3-2 マルチノードモデルの解析条件（2／2）
No

項目

入力値

放熱条件
(1)内壁熱伝達率（原子炉建屋燃料取替床−壁面)

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R3

4

備考

凝縮熱伝達及び自然対流
熱伝達を考慮ＧＯＴＨＩＣコード内のモデルを使用
・凝縮熱伝達モデル:ＤＬＭ−ＦＭ
・自然対流熱伝達モデル：垂直平板(壁)，水平平板(天井)(2)壁厚さ（固定)

壁:
mm
天井:
mm

躯体図より算出(3)壁内熱伝導率（固定)1.5 W/m/K

コンクリートの物性(4)壁の比熱（固定）1 kJ/kg/K

同上(5)壁の密度（固定）2400 kg/m3

同上(6)外壁熱伝達率（壁面−外気)6 W/m2/K

建物内温度 200 ℃(流入気体温度)，外気温 40 ℃における自然対流熱伝達率を使用(7)外気温（固定)

40 ℃

同上

(8)放熱面積（固定)

東西壁:1579.4 m2
南北壁:1475.2 m2
天井:1933.8 m2

躯体図より算出

表 2.3-3 開口面積
（単位：m2）
フロア

大物
搬入口

北東部
階段

北西部
階段

西部
階段

西部
階段1

北部
階段

南西部
階段

東部
階段

南部
階段

6階床
5階床
4階床
3階床
2階床
1階床
地下1階床

注記 ＊：大物搬入口ハッチを撤去することから，大物搬入口ハッチがない場合の開口面積を考慮

別添 1-14

表 2.3-4 原子炉建屋ガス処理系の解析条件
非常用ガス再循環系吸込み

非常用ガス再循環系戻り（排気）流量（給気）流量［m3/h］［m3/h］

6階

4250

4765

5階（西側）−

497

5階（東側）−

315

4階（西側）−

664

4階（東側）−

1152

3階（西側）−

580

3階（東側）

4250

493

2階（西側）−

1024

2階（東側）

4250

935

1階（西側）−

261

1階（東側）−

261

地下1階（西側）−

782

地下1階（東側）

4250

782

地下2階（西側）−

445

地下2階（北東側）−

335

地下2階（南東側）

−

141

合計＊

17000

13430

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R2

フロア

注記 ＊：非常用ガス再循環系吸込み流量と戻り流量の差分が非常用ガス処理系単体の定格流量（17000 − 13430 ＝ 3570 m3/h）

別添 1-15

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R2

図 2.3-1 ＧＯＴＨＩＣ解析モデル ノーディング図別添 1-16

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R2

図 2.3-2 6 階サブボリューム分割図

別添 1-17

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R1

図 2.3-3 ＰＡＲ設置箇所

別添 1-18

2.3.1 解析条件
(1) 原子炉格納容器漏えい条件
原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟への漏えい条件として，「a.設計条件」又は「b.有効性評価シナリオ包絡条件」のいずれかを用いる。
a. 設計条件
原子炉格納容器からの漏えい条件を表 2.3.1-1 に示す。格納容器ベントは，想定せず，格納容器漏えい率は，10 ％/day とする。漏えいするガスの組成は，格納容器漏えい率に応じて時間とともに水素及び窒素が減少し，その減少分は，水蒸気に置き換わる条件とする。漏えいするガス組成の時間変化を図 2.3.1-1 に示す。
b. 有効性評価シナリオ包絡条件
原子炉格納容器からの漏えい条件を表 2.3.1-2 に示す。漏えいするガスの圧力，温度，ガス
組成（水蒸気分率，水素分率，窒素分率）は，図 2.3.1-2 から図 2.3.1-9 に示す「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」のシナリオにおける代替循環冷却系を

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R2使用する場合及び代替循環冷却系を使用できない場合における原子炉格納容器圧力，原子炉
格納容器温度及び原子炉格納容器ガス濃度をそれぞれ保守側に包絡するように設定する。漏えい量については，原子炉格納容器圧力，原子炉格納容器温度及び原子炉格納容器ガス濃度
から，ＡＥＣの式を用いて設定する。ガス濃度については，漏えい量を多く見積もる観点から，水素以外の組成を水蒸気として取り扱う。なお，漏えい率が 1.0 ％/day を超過する場合
は，これを包絡する 1.5 ％/day を設定し，1.0 ％/day 未満である場合には，1.0 ％/day を設定する。

別添 1-19

表 2.3.1-1 設計条件における漏えい条件
項目

解析条件

圧力［kPa［gage］］

620

温度［℃］

200

水素分率［vol％］39

格納容器漏えい率に応じて時間とともに水素及水蒸気分率［vol％］40

び窒素が減少し，その減少分は，全て水蒸気に窒素分率［vol％］21

置き換わる条件とする。

格納容器漏えい率

備考

10［％/day］

表 2.3.1-2 有効性評価シナリオ包絡条件における漏えい条件
ドライウェル

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R1

項目

サプレッション・チェンバ

0〜

3〜

30〜

110〜

0〜

3〜

30〜

110〜

3h

30h

110h

168h

3h

30h

110h

168h

圧力

620

186

341

620

186

341

［kPa［gage］］（2Pd）（0.6Pd）（1.1Pd）（2Pd）（0.6Pd）（1.1Pd）

温度［℃］
水素分率［vol％］水蒸気分率［vol％］
格納容器漏えい率［％/day］＊
備

考

210

200

41

28

34

29

30

11

59

72

66

71

70

89

1.5

1.0

1.5

171

1.0

6 階及び 2 階の漏えい条件

注記 ＊：漏えい率は，ＡＥＣの式より算出

別添 1-20

210

200

171

地下 1 階の漏えい条件

水素及び窒素が漏えいした割合だけ水蒸気が発生する想定のため，濃度上昇

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R2

水素濃度は初期 39 vol％から 10 ％/day の漏えい
率で建屋へ漏えいすることで濃度低下

図 2.3.1-1 漏えいガス組成の時間変化（設計条件）

別添 1-21

原子炉格納容器圧力を包含するように，30 時間後までは 620 kPa［gage］（2Pd）と設定

110 時間後から 168 時間後までは 341 kPa［gage］（1.1Pd）と設定
代替循環冷却系を使用する場合及び代替循環冷却系を使用できない場合の両方の圧力を包絡させる条件を設定

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R2

30 時間後から 110 時間後までは 186 kPa［gage］（0.6Pd）と設定

図 2.3.1-2 格納容器圧力（有効性評価シナリオ包絡条件）（代替循環冷却系を使用する場合）

原子炉格納容器圧力を包含するように，30 時間後まで
は 620 kPa［gage］（2Pd）と設定

110 時間後から 168 時間後までは 341 kPa［gage］（1.1Pd）と設定
代替循環冷却系を使用する場合及び代替循環冷却系を使用できない場合の両方の圧力を包絡させる条件を設定
30 時間後から 110 時間後までは 186
kPa［gage］（0.6Pd）と設定

図 2.3.1-3 格納容器圧力（有効性評価シナリオ包絡条件）（代替循環冷却系を使用できない場合）

別添 1-22代替循環冷却系を使用する場合及び代替循環冷却系を使用できない場合の両方の温度を包絡させる条件を設定
原子炉格納容器温度を包含するように，
3 時間後までは 210 ℃と設定

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R2

3 時間後から 30 時間後までは200 ℃と設定

30 時間後からは 171 ℃と設定

図 2.3.1-4 格納容器温度（有効性評価シナリオ包絡条件）（代替循環冷却系を使用する場合）

原子炉格納容器温度を包含するように，
3 時間後までは 210 ℃と設定
3 時間後から 30 時間後までは200 ℃と設定

30 時間後からは 171 ℃と設定

代替循環冷却系を使用する場合及び代替循環冷却系を使用できない場合の両方の温度を包絡させる条件を設定

図 2.3.1-5 格納容器温度（有効性評価シナリオ包絡条件）（代替循環冷却系を使用できない場合）
別添 1-23代替循環冷却系を使用する場合及び代替循環冷却系を使用できない場合の両方のドライウェル
ガス濃度を包絡させる条件を設定

水素濃度を包含するように 3 時間後まで
は 41 vol％と設定
30 時間後から 110 時間後までは 34 vol％と設定

漏えい量を多く見積もる観点から，水素以外の組
成は全て水蒸気として考慮
110 時間後からは 29 vol％と設定

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R1

3 時間後から 30 時間後までは 28 vol％と設定

図 2.3.1-6 ドライウェルガス濃度（有効性評価シナリオ包絡条件）（代替循環冷却系を使用する場合）

水素濃度を包含するように 3 時間後まで
は 41 vol％と設定

漏えい量を多く見積もる観点から，
水素以外の組成は全て水蒸気として考慮

3 時間後から 30 時間後までは 28 vol％と設定

110 時間後からは 29 vol％と設定

30 時間後から 110 時間後までは 34 vol％と設定

代替循環冷却系を使用する場合及び代替循環
冷却系を使用できない場合の両方のドライウ
ェルガス濃度を包絡させる条件を設定

図 2.3.1-7 ドライウェルガス濃度（有効性評価シナリオ包絡条件）（代替循環冷却系を使用できない場合）
別添 1-24代替循環冷却系を使用する場合及び代替循環
冷却系を使用できない場合の両方のサプレッ
ション・チェンバガス濃度を包絡させる条件
を設定
漏えい量を多く見積もる観点から，水素以外の組成は全て水蒸気として考慮

水素濃度を包含するように 30 時間
後までは 30 vol％と設定

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R1

30 時間後からは 11 vol％と設定

図 2.3.1-8 サプレッション・チェンバガス濃度（有効性評価シナリオ包絡条件）（代替循環冷却系を使用する場合）

代替循環冷却系を使用する場合及び代替循環冷却系を使用できない場合の両方のサプレッショ
ン・チェンバガス濃度を包絡させる条件を設定

漏えい量を多く見積もる観点から，水素以外の組
成は全て水蒸気として考慮
水素濃度を包含するように 30 時間後までは 30 vol％と設定

30 時間後からは 11 vol％と設定

図 2.3.1-9 サプレッション・チェンバ組成（有効性評価シナリオ包絡条件）（代替循環冷却系を使用できない場合）
別添 1-25

(2) 漏えい箇所
漏えい箇所は，以下の原子炉格納容器トップヘッドフランジ及び原子炉格納容器ハッチ類の貫通部とする。
・原子炉格納容器トップヘッドフランジ（原子炉建屋原子炉棟 6 階）・ドライウェル機器ハッチ（原子炉建屋原子炉棟 2 階西側）
・ＣＲＤ搬出ハッチ（原子炉建屋原子炉棟 2 階西側）
・所員用エアロック（原子炉建屋原子炉棟 2 階東側）
・サプレッション・チェンバアクセスハッチ（原子炉建屋原子炉棟地下 1 階西側）
原子炉建屋原子炉棟 6 階（原子炉格納容器トップヘッドフランジ）のみから漏えいする条件
又は複数フロアから漏えいする条件を使用する。複数フロアからの漏えいを想定する場合，各フロアの漏えい量は，全漏えい量を各漏えい箇所の周長割合で分配して計算する。水素漏えい
量の分配条件を表 2.3.1-3 に示す。

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R2

部屋の位置を図 2.3.1-10，図 2.3.1-11 に示す。

別添 1-26

表 2.3.1-3 水素漏えい量の分配条件
漏えい

漏えい箇所

フロア

口径
［㎜］

周長［㎜］＊1

周長割合＊2

漏えい量

漏えいの対象と割合＊3する局所エリア

原子炉格納容器6階

トップヘッド―フランジ

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R2

2階ドライウェル機器

ドライウェル機器

西ハッチ

ハッチ及び CRD側

CRD 搬出

搬出ハッチ

ハッチ

のある部屋

東

所員用

所員用エアロック

側

エアロック

のある部屋

地下

西

1階

側

サプレッション・

サプレッション・

チェンバ

チェンバ

アクセスハッチ

アクセスハッチのある部屋

注記 ＊1：所員用エアロックの周長は，エアロック扉内側の矩形部分の周長とする。その他の周長は，漏えい箇所の口径［㎜］から周長［mm］（口径［mm］×円周率）を算出する。
＊2：周長割合は，漏えい箇所の周長／各漏えい箇所の周長合計値にて算出する。
＊3：各フロアの周長割合合計値を各フロアの漏えい量割合とする。全漏えい量に漏えい量割合の数値を乗じた値を各フロアの漏えい量とする。

別添 1-27

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R2

図 2.3.1-10 原子炉建屋原子炉棟 2 階

図 2.3.1-11 原子炉建屋原子炉棟地下 1 階
別添 1-28

2.3.2 解析結果
2.3.1 に示した解析条件の組合せから，
表 2.3.2-1 に示す 2 ケースを選定し，解析を行った。

表 2.3.2-1 解析ケース

モデル

ケース 1

ケース 2

（重大事故等時の建屋水素濃度確認）（設計裕度の確認）

原子炉建屋原子炉棟 全階を模擬したモデル

シナリオ

有効性評価シナリオ

設計条件

漏えい箇所

6 階，2 階，地下 1 階

6階

格納容器
漏えい率

ＡＥＣの式から設定

10 ％/day

原子炉建屋ガス処理系

2 時間後から起動

停止

ケース 1：有効性評価シナリオ「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」に
NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R2

おいて，各フロアに水素が漏えいした場合の建屋内挙動を確認するため，全漏えい量を原
子炉建屋原子炉棟 6 階及び下層階（2 階，地下 1 階）に分配した条件での水素濃度の時間変化を評価する。漏えい条件は，表 2.3.1-2 に示す有効性評価包絡条件とし，原子炉建屋
ガス処理系が事象発生 2 時間後から起動することを想定する。
ケース 2：ＰＡＲの設計裕度の確認を行うため，ケース１のシナリオに対して十分保守的に設定したＰＡＲ設計条件（10 ％/day）を用いて，全漏えい量が原子炉建屋原子炉棟 6 階から漏えいする場合の水素濃度の時間変化を評価する。また，原子炉建屋ガス処理系の効果も期待しない。

別添 1-29

(1) ケース 1
有効性評価シナリオ「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」において，各フロアに水素が漏えいした場合の建屋内挙動を確認するため，原子炉建屋原子炉棟 6階及び下層階からの漏えいした場合の水素濃度の時間変化を評価した。解析結果を図 2.3.2-1に示す。
また，原子炉建屋原子炉棟 6 階における水素の成層化を確認するため，原子炉建屋原子炉棟
6 階を 132 個のノードに区切ったサブボリューム別の水素濃度の時間変化を図 2.3.2-2 に示

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R2す。

2 時間後から原子炉建屋ガス処理系が起動し，以降は原子
炉建屋原子炉棟内の水素濃度はほぼ均一に推移

漏えい条件の変更点に応じて，原子炉建屋
原子炉棟の水素濃度が変化
水素濃度は，原子炉建屋ガス処理系の排出効果によって，ＰＡＲ起動水素濃度である 1.5 vol％未満で推移

図 2.3.2-1 ケース 1 水素濃度の時間変化（原子炉建屋原子炉棟全域）

別添 1-30

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R2サブボリューム毎の水素濃度に差がなく
原子炉建屋 6 階での成層化は認められない

図 2.3.2-2 ケース 1 水素濃度の時間変化（サブボリューム別）

下層階から漏えいした水素は，大物搬入口及び各階段を通じて原子炉建屋原子炉棟全域で水素濃度が均一化することを確認した。また，原子炉建屋ガス処理系の排出効果によって，原子炉建屋原子炉棟の水素濃度は，
ＰＡＲ起動水素濃度である 1.5 vol％未満となる結果となった。

(2) ケース 2
設計裕度の確認を行うため，格納容器過圧・過温シナリオ（格納容器ベント使用時）に対して十分保守的に設定した仮想的な条件であるＰＡＲ設計値（水素発生量ＡＦＣ100 ％相当及び格納容器漏えい率 10 ％/day）を用いて評価した水素が全量ＰＡＲ設置エリアである原子炉
建屋原子炉棟 6 階のみから漏えいするとして，水素濃度の時間変化を評価した。解析結果を図2.3.2-3 に示す。
また，酸素濃度の時間変化を図 2.3.2-4 に，サブボリューム別の水素濃度の時間変化を図2.3.2-5 に示す。

別添 1-31漏えい開始から 6 時間後に格納容器からの異常漏えいがある場合の格納容器ベント実施基準 2 vol％に到達

ＰＡＲの処理により原子炉建屋 6 階の酸素濃度が低下する。
酸欠状態となればＰＡＲの動作が停止し，水素濃度は上昇する

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R2ＰＡＲの処理により発生した凝縮水が下層階へ流入することで混合が促進される。5 階東側は，5 階西側と比較し，開口面積が大きいため，より混合されることで水素濃度上昇が大きい。

図 2.3.2-3 ケース 2 水素濃度の時間変化（原子炉建屋原子炉棟全域）

ＰＡＲの処理により原子炉建屋 6 階の酸素濃度が低下し，酸素濃度 2.5 vol％未満となったことによりＰＡＲの動作が停止

図 2.3.2-4 ケース 2 酸素濃度の時間変化（原子炉建屋原子炉棟全域）

別添 1-32

サブボリューム毎の水素濃度に差がなく
原子炉建屋 6 階での成層化は認められない

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R3

格納容器ベント実施時の水素挙動イメージ

図 2.3.2-5 ケース 2 水素濃度の時間変化（サブボリューム別）

図 2.3.2-3 に示すとおり，設計条件の水素発生量に対してＰＡＲによる水素処理が効果を発揮し，原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度上昇が抑制されるものの，図 2.3.2-4 に示すとおり，
事象発生後約 150 時間で原子炉建屋原子炉棟 6 階の酸素濃度が 2.5 vol％未満となり，ＰＡＲの起動酸素濃度を下回ることで処理が停止した以降は，水素濃度が上昇する結果となった。この状態においても，酸素濃度が可燃限界未満であることから，水素燃焼が発生することはない。
さらに，図 2.3.2-6 に示すとおり，原子炉建屋水素濃度が 2 vol％に到達した場合，原子炉格
納容器から異常な漏えいが発生しているものと判断し，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントを実施する運用としており，格納容器ベントを実施することによって，原子炉格納容
器内はほぼ蒸気雰囲気となることで，原子炉建屋原子炉棟へ漏えいする気体もほぼ蒸気となることから，図 2.3.2-5 に示すイメージのように，水素濃度はＰＡＲ起動水素濃度まで低下する。また，格納容器ベント実施後において，原子炉建屋原子炉棟水素濃度が上昇する要因がないことから,水素濃度が可燃限界に到達することはない。
また，図 2.3.2-5 に示すとおり，原子炉建屋原子炉棟 6 階は，均一化されており，成層化しないことが確認された。

別添 1-33

事象発生

原子炉建屋ガス処理系起動

炉心損傷確認≪格納容器雰囲気放射線モニタ≫

格納容器内水素濃度確認≪格納容器内水素濃度（ＳＡ）≫

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R2

原子炉建屋への漏えい確認≪原子炉建屋水素濃度≫

ＰＡＲ作動確認≪ＰＡＲ動作監視装置≫

原子炉建屋ガス処理系停止
水素濃度：2 vol％≪原子炉建屋水素濃度≫

原子炉建屋での水素爆発防止のため，格納容器ベントを実施
水素濃度：2 vol％≪原子炉建屋水素濃度≫

ブローアウトパネル又はブローアウト
パネル閉止装置開放
水素濃度の上昇が継続≪原子炉建屋水素濃度≫

図 2.3.2-6 建屋水素対策フロー

別添 1-34

格納容器頂部注水2.4 水素濃度監視設備
2.4.1 水素濃度監視設備の概要想定される事故時に，原子炉建屋原子炉棟の水素濃度が変動する可能性のある範囲で測定できる監視設備として，水素濃度計を設置する。
水素濃度は，中央制御室及び緊急時対策所にて監視可能であり，代替電源設備から給電が可能な設計とする。
原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした水素は，比重の関係で原子炉建屋原子炉棟 6 階まで上昇
し，滞留することが予想される。ＰＡＲは，水素を処理する際の熱でガス温度が上昇するため，
ＰＡＲにより上昇気流が発生し，原子炉建屋原子炉棟 6 階の水素は，自然対流により拡散される。これらを考慮し，設置位置は，水素が最も蓄積されると想定される原子炉建屋原子炉棟 6階の天井付近とする。（図 2.4-1 参照）
なお，局所エリアに漏えいした水素を早期検知及び滞留状況を把握することは，水素爆発による原子炉建屋原子炉棟の損傷を防止するために有益な情報になることから，局所エリアに漏NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R2

えいした水素を計測するため水素濃度計を設置し，事故時の監視性能を向上させる。（図 2.42,図 2.4-3 参照）
これにより，原子炉格納容器内にて発生した水素が漏えいする可能性のある箇所での水素濃度と，水素が最終的に滞留する原子炉建屋原子炉棟 6 階での濃度の両方が監視できることとな
り，原子炉建屋原子炉棟全体での水素影響を把握することが可能となる。

2.4.2 水素濃度監視設備の主要仕様(1) 機器仕様
a. 原子炉建屋水素濃度（6 階）
種

類：触媒式水素検出器

計測範囲：0〜10 vol％
個

数：2 個

b. 原子炉建屋水素濃度（2 階，地下 1 階）
種

類：熱伝導式水素検出器

計測範囲：0〜20 vol％
個

数：3 個

別添 1-35

(2) 配置場所

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R3

水素濃度検出器の配置場所を図 2.4-1 から図 2.4-3 に示す。

図 2.4-1 原子炉建屋水素濃度検出器配置図（原子炉棟 6 階）

別添 1-36

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R3

図 2.4-2 原子炉建屋水素濃度検出器配置図（原子炉棟 2 階）

別添 1-37

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R2

図 2.4-3 原子炉建屋水素濃度検出器配置図（原子炉棟地下 1 階）

別添 1-38(3) システム構成
a. 原子炉建屋水素濃度
原子炉建屋水素濃度は，重大事故等対処設備の機能を有しており，原子炉建屋水素濃度の検出信号は，触媒式水素検出器，熱伝導式水素検出器にて水素濃度を検出し，演算装置にて電気信号へ変換する処理を行った後，原子炉建屋水素濃度を中央制御室及び緊急時対策所に指示し，記録する。概略構成図を図2.4-4に示す。
中央制御室

触媒式
水素検出器
演算装置

演算装置

指 示

記 録 ＊1
緊急時対策所NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R2

記 録 ＊2

中央制御室

熱伝導式
水素検出器
演算装置

指 示

記 録＊1

緊急時対策所記 録＊2

注記 ＊1：データ伝送装置＊2：緊急時対策支援システム伝送装置【凡例】
設計基準対象施設
重大事故等対処設備
設計基準対象施設及び重大事故等対処設備

図 2.4-4 原子炉建屋水素濃度の概略構成図

別添 1-39

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R1

G

G

G

常設代替
高圧電源
装置

G
予備

G

【略語】

：メタルクラッド開閉装置

Ｐ／Ｃ：パワーセンタ

ＭＣＣ：モータ・コントロール・センタ

緊急用M/C

代替所内
電気設備
常用所内
電気設備よりD/G

常用所内
電気設備よりD/GM

別添 1-40

図 2.4-5 単線結線図（交流電源設備）

M/C 2E
M/C HPCS

M/C 2D

動力
変圧器
2C

非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

ＤD/
/Ｇ
(HPCS)★
M/C 2C※1

常用所内
電気設備より154kV系
予備変圧器より

(2D)

(2C)

緊急用
動力
変圧器

P/C 2CMCC 2C系

動力
変圧器
2D

★

M

緊急用P/CP/C 2D

緊急用MCCMCC 2D系

動力変圧器
HPCS

※1

常用所内
電気設備

非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】

非常用所内
電気設備
【区分Ⅲ】

★

MCC HPCS

可搬型代替低圧電源車
接続盤（位置的分散を図った
２箇所に設置）

緊急用
電源切替盤

直流125V
充電器A

緊急用直流
125V充電器

M

電源車

緊急用
電源切替盤

M

原子炉建屋水素濃度（原子炉棟6階）

電源車

可搬型代替
低圧電源車

直流125V
充電器B

【凡例】
D/G

：ディーゼル発電機：遮断器

G：常設代替交流電源設備：断路器：可搬型代替低圧電源車

：変圧器

電源車

：設計基準対象施設から追加した箇所：接続口：配線用遮断器

M

：切替装置

実線

：モータ(電動弁等)

点線：代替電源設備：常設設備・電路：可搬型設備・電路：代替所内電気設備：非常用所内電気設備【区分Ⅰ】：非常用所内電気設備【区分Ⅱ】：非常用所内電気設備【区分Ⅲ】M

原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度を測定するために必要な計器の電源は，代替電源設備から緊急用断路器：高圧炉心スプレイ系

Ｍ／Ｃ

給電が可能な設計としている(図 2.4-5，図 2.4-6 参照）。

ＨＰＣＳ(4) 代替電源の確保

GNT2 補① Ⅴ-1-8-2 R1

MCC 2C系【区分Ⅰ】

MCC 2C系
【区分Ⅰ】

緊急用
MCC

MCC 2C系【区分Ⅰ】

MCC 2D系【区分Ⅱ】

HPCS MCC【区分Ⅲ】

MCC 2D系【区分Ⅱ】

MCC 2D系
【区分Ⅱ】

【略語】

常設代替直流電源設備（蓄電池）

Ｐ／Ｃ ：パワーセンタ

所内常設直流電源設備（蓄電池）【区分Ⅱ】

所内常設直流電源設備（蓄電池）【区分Ⅰ】
緊急用直流125V
充電器

緊急用直流
125V蓄電池

無停電
電源装置A

125V A系
蓄電池

直流125V
充電器A

直流125V
予備充電器

直流125V
充電器B

ＭＣＣ

125V B系
蓄電池

【凡例】
D/G

非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】

代替所内
電気設備

直流125V主母線盤 2A

緊急用直流125V主母線盤：モータ・コントロール・センタ：変圧器：ディーゼル発電機

：接続口

：遮断器
：配線用遮断器

直流125V主母線盤 2B

：切替装置

電源車

実線

：可搬型代替低圧電源車：常設設備・電路

点線：可搬型設備・電路：設計基準対象施設から追加した箇所：蓄電池

別添 1-41

図 2.4-6 単線結線図（直流電源設備）

非常用所内電気設備【区分Ⅰ】
緊急用直流125V MCC：代替所内電気設備

無停電
電源装置B

：非常用所内電気設備【区分Ⅰ】

直流125V MCC 2A系：非常用所内電気設備【区分Ⅱ】：非常用所内電気設備【区分Ⅲ】：代替電源設備
可搬型代替
直流電源設備
用電源切替盤

緊急用
電源切替盤

★

P/C 2C・2D及び緊急用P/Cへ

★
★

可搬型
整流器用
変圧器

緊急用直流125V計装用分電盤

直流125V分電盤 2A系

直流125V分電盤 2B系
可搬型整流器

原子炉建屋水素濃度（原子炉棟2階，地下1階）
静的触媒式水素再結合器
動作監視装置

緊急用
電源切替盤

可搬型代替低圧電源車
接続盤（位置的分散を図った
２箇所に設置）

緊急用
電源切替盤

電源車

可搬型代替
直流電源設備2.5 引用文献(1) Experimentelle Untersuchungen zum Verhalten des von NIS entwickelten KatalysatorModellmoduls im 1:1 Masstab bei versuchiedenen Systemzustaenden im Model-Containment,
Battele-Europe (1991)(2) Generic tests of Passive autocatalytic Recombiners(PARs) for combustible Gas Control
in Nuclear Power Plants Vol.1 Test Data for NIS PARs, EPRI (1997)(3) Generic tests of Passive autocatalytic Recombiners(PARs) for combustible Gas Control
in Nuclear Power Plants Vol.2 Program Description, EPRI (1997)(4) Depletion Rate of NIS PAR Module, NIS (1999)(5) K. Fischer， Qualification of a Passive Catalytic Module for Hydrogen Mitigation ，Nuclear Technology vo1.112，（1995）(6) OECD-NEA THAI Project Quick Look Report Hydrogen Recombiner Tests HR-14 to HR-16
October 2009

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R1(7) Effects of inhibitors and poisons on the Performance of Passive Autocatalytic
Recombiners (PARs) for Combustible gas control in ALWRs, EPRI (1997)(8) Thomas K. Blanchat, Asimios C. Malliakos,

TESTING A PASSIVE AUTOCATALYTIC RECOMBINER

IN THE SURTESY FACILITY , Nuclear Technology Vol.129 March 2000

別添 1-42

別紙 1
ＰＡＲの性能確認試験についてメーカによる開発試験によりＰＡＲの基本性能評価式が設定され，様々な環境下でのＰＡＲの性能確認のため，国際的な実証試験が実施されている。以下に性能評価式の導出，様々な環境下におけるＰＡ
Ｒの性能評価等を示す。

1. 基本性能評価式の設定
基本性能評価式の設定，ＰＡＲ設置位置の違いによる性能評価を目的とし，ＰＡＲ開発試験として，
Battelle MC試験が実施されている。
試験条件を表1-1，試験体概要を図1-1に示す。複数の部屋に区画された試験装置内にＰＡＲを設置したのち，水素を注入し，各部屋での水素濃度等を測定している。
図1-2は，Ｒ５の部屋にＰＡＲを設置し，雰囲気を蒸気条件にしたのちにＲ５の部屋へ水素を注入しNT2 補① Ⅴ-1-8-2 R2たケースの試験概要を示している。この試験ケースにおける各部屋の水素濃度変化を図1-3に示す。触媒反応によって生じる対流等の効果により，水素濃度分布は，ほぼ均一になっていることが分かる。
得られた試験結果をもとに，ＰＡＲの入口・出口における水素濃度の差より算出した再結合効率を図1-4に示す。再結合効率は，約85 ％（0.846）となっている。
基本性能評価式は，この試験を通じて設定されており，以下に導出過程を示す。

メーカにおいて，ＰＡＲへの流入量と水素濃度の相関は，以下の式で表されると仮定している。
Ｑ＝ａ・

ＣＨ２

ｂ

式(1)

100

Ｑ

：ＰＡＲへの流入量（m3/s）

ＣＨ２：水素濃度（vo1％）

ａ

：定数

ｂ

：定数

単位時間当たりの水素処理容量は，単位時間当たりにＰＡＲへ流入する水素量とＰＡＲの性能を示
す再結合効率により表され，以下となる。

ＤＲ＝Ｑ・

ＣＨ２
100

・γ・η

ＤＲ

：水素処理容量（kg/s）

γ：水素密度（kg/m3）

η：再結合効率試験における測定値による水素処理容量は，以下となる。

別添 1-43

式(2)

ＤＲ＝

ｄ ＣＨ ２
・ Ｖ Ｃ・ γ
ｄｔ

ｄＣＨ２
ｄｔ

式(3)

：水素濃度変化率

Ｖｃ ：試験容器体積（m3）
式(2)及び(3)より，試験におけるＰＡＲへの流入量は，水素濃度変化の測定値から求まる。

ｄＣＨ２
Ｃ
Ｑ＝
・ＶＣ／ Ｈ２・η
ｄｔ
100

式(4)

式(4)による流入量と，その時の水素濃度のデータより，式(1)の定数a，bは，フィッティングにより決定される。
ａ＝ｂ＝式(1)，(2)より水素処理速度は，以下のように表される。

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R2

ＤＲ＝ａ・

Ｃ Ｈ２

ｂ＋１

100

式(5)

・γ・η

ここで，水素密度は気体の状態方程式に従い，次式で表される。

Ｐ
γ＝
Ｔ・ＲＨ２

式(6)

Ｐ：圧力（105 Pa）
Ｔ：温度（K）
ＲＨ２：水素の気体定数（105 J/kg・K）
式(5)，(6)により，ＰＡＲの水素処理容量は，次式で表される。
ＤＲ＝ａ・η ＣＨ２
・
ＲＨ２
100

ａ・η
＝Ａ＝
ＲＨ２

ｂ＋１

Ｐ
・
Ｔ

式(7)

，ｂ＋1＝

式(7)にスケールファクタを乗じたものが別添1 2.1.3の式（2.1）に示すＰＡＲの基本性能評価式となる。
表1-1 試験条件
試験名称

Battelle MC試験

試験体
試験条件

[mm]（プロトタイプ）
温度85〜95 ℃

圧力

1 bar

水蒸気濃度

40〜50 vol％水素濃度

3〜5 vol％

別添 1-44図1-2 試験概要

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R1

図1-1 試験体概要図

図1-3 試験結果（各部屋の水素濃度変化）

別添 1-45

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R1

図1-4 試験結果（再結合効率の算出）

別添 1-46

2. 雰囲気の違いによるＰＡＲの性能影響
ＥＰＲＩ（米国電力研究所）とＥＤＦの合同により，ＣＥＡ（フランス原子力庁）のCadarache研究所のＫＡＬＩ施設を用い，圧力，温度，蒸気等の雰囲気条件の違いによる影響の有無を確認するため，
ＫＡＬＩ試験が実施されている。試験条件を表2-1に，試験体の概要を図2-1に，試験装置の概要を図2-2に示す。

表2-1 試験条件
試験名称

ＫＡＬＩ試験

試験体温度30〜115 ℃

圧力1.3〜3.25 bar

水蒸気濃度0〜50 vol％水素濃度

1〜8 vol％

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R2

試験条件

テストタイプ（試験用触媒カートリッジ5枚）

図2-1 試験体概要

図2-2 試験装置概要

別添 1-47

2.1 蒸気環境下での影響
蒸気環境下での影響について確認した試験条件を表2.1-1に，試験結果を図2.1-1に示す。ドライ条件下と比べて，水蒸気濃度50 vol％の条件下において，ＰＡＲの性能は，同等であり，蒸気による影響はないと考えられる。

表2.1-1 試験条件（蒸気環境による影響）
温度

圧力

水素濃度

蒸気濃度

Ｎ8／2

30 ℃

3.25 bar

4 vol％

0 vol％

Ｎ9／2

114 ℃

3.25 bar

4 vol％

50 vol％NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R2

試験ケース

図2.1-1 試験結果（蒸気環境下での影響）

水蒸気濃度 50 vol％において，ＰＡＲの性能に影響がないことから，重大事故等時の条件下で水蒸気濃度が 50 vol％に満たないことを確認する。重大事故等時に原子炉格納容器から 10 ％/day でガスが原子炉建屋原子炉棟に漏えいした場合の原子炉建屋原子炉棟の水蒸気濃度を図2.1-2 に示す。

別添 1-48

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R3

図 2.1-2 原子炉建屋原子炉棟 6 階水蒸気濃度（10 ％/day 漏えい条件）

図 2.1-2 のとおり，重大事故等時において，水蒸気濃度は，50 vol％に達することはなく，水蒸気による影響はないと考えられる。
また，使用済燃料プールの沸騰により大量の蒸気が発生した場合，蒸気により水素は，希釈され，原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度及び酸素濃度は低下し，可燃限界に達することはないと考える。

(1) 蒸気環境下における疎水コーティングの有無が与える影響
蒸気環境下において，疎水コーティングの有無がＰＡＲの処理能力に与える影響について
は，ＮＲＣ（米国原子力規制委員会）の委託により Sandia 国立研究所（ＳＮＬ）にて実施されたＳＮＬ試験にて確認されている。試験条件を表 2.1-2，試験結果を図 2.1-3 に示す。

表2.1-2 ＳＮＬ試験の試験条件
試験番号

圧力
（bar）

温度
（℃）

水蒸気濃度
（％）

スケール

疎水コーティ
ング

ＰＡＲ-8R

2

102

54

1／8

無

別添 1-49

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R3

図 2.1-3 試験結果（高水蒸気濃度環境下における疎水コーティングの有無の影響）

表 2.1-2 に示すとおり，ＰＡＲ-8R については，1／8 スケール，高水蒸気濃度環境下及び疎水コーティングを施していない状態での試験であるが，図 2.1-3 に示すとおり，0.5 kg/h
以上の処理容量を有している。なお，図 2.1-3 に示す試験のうち，ＰＡＲ-12 及びＰＡＲ-13
については，疎水コーティングを施した状態での試験である。
以上のことから，高水蒸気濃度環境下における疎水コーティングの有無がＰＡＲによる水素処理に与える影響はない。

別添 1-50

2.2 低酸素環境下での影響
ＫＡＬＩ試験において，低酸素濃度条件下での影響について確認されており，試験条件を表2.21に，試験結果を図2.2-1に示す。試験条件としては，初期水素濃度及び酸素濃度以外は同じ雰囲気
条件としており，図2.2-1に示すように，酸素濃度が低い場合，水素と酸素による再結合反応が進まなくなることから，ＰＡＲの性能が低下していることが分かる。また，Ｎ4／2の試験ケースで酸素が十分にあると想定して基本性能評価式を用いて水素処理容量を算出した場合，Ｎ6／22及びＮ
13／7の試験結果と相違ないことからも，低酸素環境下ではＰＡＲの性能が低下するといえる。
東海第二発電所の場合，水素発生量に比べて十分な酸素量を有しており，酸素濃度による影響はない。

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R2

表2.2-1 試験条件（酸素濃度による影響）
試験ケース

温度

圧力

初期水素濃度

初期酸素濃度

Ｎ4／2

30 ℃

1.3 bar8 vol％

3.8 vol％

Ｎ6／22

30 ℃

1.3 bar4 vol％

20.1 vol％

Ｎ13／7

30 ℃

1.3 bar5 vol％

20 vol％

図2.2-1 試験結果（酸素濃度による影響）

別添 1-51

3. スケールファクタの妥当性
触媒カートリッジ88枚相当の試験体（1／1スケール）を用いたBattelle MC試験結果に基づき基本性
能評価式が設定され，その後，触媒カートリッジの寸法及び設置間隔を保ったままカートリッジ枚数
が44枚（1／2スケール），22枚（1／4スケール），11枚（1／8スケール）である小型化されたＰＡＲが開発された。
これらの小型ＰＡＲは，単位流路面積当たりの触媒カートリッジ表面積が同一となるよう，ハウジ
ングの開口面積の比も1／2，1／4，1／8としていることから，水素処理容量がカートリッジ枚数に比例するものとして，スケールファクタが設定されている。また，試験等のために触媒カートリッジの高さ以外の寸法を変更している場合でも，触媒カートリッジの設置間隔を同じにすることで，同様にスケールファクタは，ハウジングの開口面積の比で整理できる。基本性能評価式（式(7)）にこのスケールファクタを乗じたものが小型ＰＡＲの基本性能となる。
ＫＡＬＩ試験では，小型ＰＡＲよりも更に流路面積の小さい試験体で性能が確認されている。試験
結果とスケールファクタを考慮した基本性能評価式との比較を図3-1に示す。図中の点線は，基本性能

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R2

評価式を用いて試験条件及び水素濃度から算出し，スケールファクタ（1／40）を考慮したものである。
実機において使用される水素濃度の範囲において，試験結果と基本性能評価式（点線）はよく合って
おり，スケールファクタが妥当であることを示している。
Battelle MC試験，ＫＡＬＩ試験及び東海第二発電所で使用するＰＡＲの仕様の比較を表3-1に示す。
触媒カートリッジ部やチムニ部のハウジングの高さは同じであり，違いは触媒カートリッジ枚数又はハウジング開口面積であることから，スケールファクタとしては0.025〜1の範囲であれば適用可能と考える。東海第二発電所で使用するＰＡＲは，1／4スケールでこの範囲内にあることから，スケールファクタ及び基本性能評価式は適用可能である。

別添 1-52

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R2

図3-1 ＫＡＬＩ試験結果と基本性能評価式との比較

表3-1 ＰＡＲの仕様比較
Battelle MC試験

ＫＡＬＩ試験

東海第二ＰＡＲモデルＰＡＲ-88

試験用ＰＡＲ

ＰＡＲ-22

触媒カートリッジ枚数

88枚

5枚(縮小)

22枚

ハウジング開口面積7568 cm2

190 cm21892 cm2

スケールファクタ

1

0.025

0.25

延長チムニの有無

なし（標準チムニ）なし（標準チムニ）なし（標準チムニ）別添 1-53

4. ＰＡＲの反応開始遅れの影響
ＰＡＲの結合反応の開始水素濃度について，ＳＮＬ試験にて確認されている。表4-1に試験条件及び反応開始水素濃度を示す。雰囲気条件の違いに関わらず，水素濃度1 vol％未満でＰＡＲによる結合反応を開始している。
ＧＯＴＨＩＣによる原子炉建屋原子炉棟の水素濃度解析においては，ＰＡＲによる反応開始水素濃度を1.5 vol％に設定しており，ＰＡＲの起動に対して余裕を持たせている。解析結果においても，原子炉建屋原子炉棟の水素濃度を可燃限界未満に抑制していることから，ＰＡＲの反応開始遅れの影響はないと考える。

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R2

表4-1 ＳＮＬ試験の試験条件及び反応開始水素濃度
試験番号

圧力
（bar）

温度
（℃）

水蒸気濃度
（％）

酸素濃度
（％）

反応開始水素濃度（mol％）

ＰＡＲ-1

2

22

0

21

0.3

ＰＡＲ-2

2

22

0

21

0.15

ＰＡＲ-3

2

102

52

10

0.4

別添 1-54

5. ＰＡＲの最高使用温度
東海第二発電所で設置するＰＡＲハウジング部の最高使用温度は，ＴＨＡＩ試験の結果に基づき設定している。ＴＨＡＩ試験は，ＯＥＣＤ／ＮＥＡのＴＨＡＩ PROJECTにて，各メーカのＰＡＲの性能確認のため実施された試験である。試験装置及び試験体の概要を図5-1に示す。
図5-2に示すとおり，ＴＨＡＩ試験ではＰＡＲ各部の温度を測定しており，ＰＡＲの最高使用温度を設定する上では，ＰＡＲ内部を通過するガス温度のうち，触媒の反応熱が加味される触媒通過後の排気温度を考慮する。
試験では，注入口から水素を供給して試験装置内の水素濃度を上昇させた後，水素供給を停止して試験装置内の水素濃度を低下させ，ＰＡＲ各部の温度の時間変化を確認している。図5-3は，ＰＡＲ入
口水素濃度と各部温度の時間変化を示したもので，図5-4は，各部の温度履歴をＰＡＲ入口水素濃度に対して図示したものである。
試験開始から115〜130分の水素濃度が一定の時は，発熱量は変わらず温度は変化しない。水素濃度
上昇時は反応熱が増加するが，各部の熱容量等の影響により温度上昇は遅れ，水素濃度低下時は反応NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R2

熱が低下するが，各部の放熱速度等の影響により温度低下は遅れる傾向にある。
図5-3及び図5-4より，ガス温度の中でも高い温度で推移している測定点（359 KTF gas2）でも，水
素濃度4 vol％の温度は，水素濃度低下時においても300 ℃を下回っていることが分かる。
したがって，東海第二発電所に設置するＰＡＲの最高使用温度を300 ℃とすることは妥当と考えられる。

図5-1 試験装置及び試験体の概要

別添 1-55

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R2

図5-2 試験体の温度計測点

図5-3 温度及びＰＡＲ入口水素濃度の時間変化

別添 1-56

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R2

図5-4 温度及びＰＡＲ入口水素濃度の関係

6. チムニの影響について
水素低減性能試験において，ＰＡＲにチムニ(煙突)を取り付けることにより，水素低減性能が大きくなることが確認されている。煙突が取り付けられていない場合，高さ500 mmの煙突が取り付けられた場合，高さ1000 mmの煙突が取り付けられた場合の水素低減性能の係数について，製造メーカ社内の試験プログラムの中で確認されており，煙突が取り付けられていない場合と比較して高さ500 mmの煙突が取り付けられた場合は1.15程度，高さ1000 mmの煙突が取り付けられた場合は1.25程度という数字が報告されている。
東海第二発電所に設置するＰＡＲの水素処理容量は，表3-1に示すとおり，延長チムニなしと同じ条件であると設定している。このため，チムニの影響がないことを確認している。

別添 1-57

7.

引用文献

(1)

Experimentelle Untersuchungen zum Verhalten des von NIS entwickelten KatalysatorModellmoduls

im

1:1

Masstabbeiversuchiedenen

Systemzustaenden

imModel-

Containment, Battele-Europe (1991)(2)

Generic tests of Passive autocatalytic Recombiners(PARs) for combustible Gas Control
in Nuclear Power Plants Vol.1 Program Description, EPRI (1997)(3)

Generic tests of Passive autocatalytic Recombiners(PARs) for combustible Gas Control
in Nuclear Power Plants Vol.2 Test Data for NIS PARs, EPRI (1997)(4)

Depletion Rate of NIS PAR Module, NIS (1999)(5)

Thomas K. Blanchat, Asimios C. Malliakos,
RECOMBINER IN THE SURTESY FACILITY(6)

TESTING A PASSIVE AUTOCATALYTIC, Nuclear Technology Vol.129 March 2000

K. Fischer， Qualification of a Passive Catalytic Module for Hydrogen Mitigation ，Nuclear Technology vo1.112，（1995）(7)

OECD-NEA THAI Project Quick Look Report Hydrogen Recombiner Tests HR-14 to HR-16

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R3October 2009

別添 1-58

別紙 2
反応阻害物質ファクタについて

炉心損傷を伴う重大事故等時において，原子炉格納容器内によう化セシウム等の粒子状放射性物質，
ガス状よう素，蒸気等が発生する。これらが原子炉建屋原子炉棟6階へ漏えいした場合，ＰＡＲの性能に影響を与える可能性があるため，影響評価を行う必要がある。
粒子状放射性物質については，沈着や格納容器スプレイにより除去されることから，原子炉建屋原子炉棟6階への漏えい量は十分小さく，ＰＡＲに対する放射線量が上昇する等の影響はないと考えられる。
なお，ＰＡＲは，の線量下においても所要の性能を発揮できる設計としており，重大事故等時における原子炉建屋原子炉棟の1.7×103Gy程度の環境において，性能が低下することはない。
また，別紙1に示したように，蒸気環境下による性能への影響ないと考えられる。
したがって，影響因子としてはガス状よう素を対象とし，以下のとおりＰＡＲの性能への影響を評価

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R3する。

1. ガス状よう素による影響
事故時に炉内に内蔵されるよう素元素量は，約24.4 kgであり，ＮＵＲＥＧ−１４６５に基づき，原子炉格納容器内へのよう素の放出割合を61 ％，Regulatory Guide 1.195に基づき，無機よう素生成割合を91 ％，有機よう素生成割合を4 ％とする。また，原子炉格納容器内の自然沈着による除去効果については，ＣＳＥでの実験結果に基づきDF200を考慮する。
このとき，原子炉格納容器漏えい率を一律10 ％/dayとして原子炉建屋原子炉棟6階へ全量漏えいすると仮定した場合，ガス状よう素は，約21 mg/m3となる。
よう素による影響を確認するために行われたBattelle MC試験の試験条件を表1-1に，試験結果を図1-1に示す。試験は，蒸気環境下において空間に対するよう素割合約300 mg/m3で実施しており約25 ％
性能低下していることが確認されている。
試験条件と比べて東海第二発電所で想定されるガス状よう素濃度は，十分に小さく，影響は小さいと考えるが，よう素環境下でのＰＡＲの性能低下を考慮し，反応阻害物質ファクタとして「0.5」を設定する。
なお，反応阻害は，よう素が触媒に付着することで起こるものであり，スケールファクタが変わっても，ＰＡＲ内部の流速は一律であり，付着するよう素の割合は変わらないため，ガス状よう素による影響評価にスケールファクタを考慮する必要はない。

表1-1 試験条件（よう素の影響）
温

度

120 ℃

圧

力

2 bar

初期水素濃度

蒸気濃度

よう素濃度

4 vol％

50〜70 vol％300 mg/m3

別添 1-59NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R1

図1-1 試験結果（よう素の影響）

別添 1-60

本試験は，表1-1に示す条件でよう素による触媒性能低下の影響を確認しているが，本試験結果が実機条件に適用できるかを確認するために，本試験結果における水蒸気濃度，温度及び圧力の影響について示す。
触媒の被毒は，強力な化学吸着による触媒反応の阻害によって発生する。したがって，よう素による被毒は，よう素によるパラジウム原子の物理的な閉塞により発生する（図1-2参照）。水蒸気濃度及び圧力は，パラジウム表面に結合しているよう素の状態を変えることができないため，基本的には水蒸気濃度と圧力は，よう素による被毒効果に与える影響はないと考えられる。なお，水蒸気について
は，触媒に被膜ができること等による物理的な触媒性能低下の影響が考えられるが，それについては「別紙1 2.1 蒸気環境下での影響」のとおり，有意な影響はないことを確認している。さらに，触媒
粒には疎水コーティングが施されていることから，水蒸気による性能低下を防ぐ設計考慮がなされている。
また，本試験条件は，東海第二発電所の事故時に想定される環境と比較し，よう素濃度，水蒸気濃度は保守的な条件となっている。これらを踏まえ，本試験結果における水蒸気濃度，圧力が与える大NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R2

きな影響はない。

I

Pd

I

Pd

Pd

I

Pd

Pd

Pd

Pd

Pd

Pd

H

H

Pd

Pd

Pd

Pd

図1-2 パラジウムへのよう素の結合の概略図

一方，温度については，触媒周りの温度が200 ℃付近の高温になると，吸着されたパラジウムとよう素が分離し，パラジウムは触媒機能を回復する知見が既往研究より確認されている（図1-3参照）。
これは，温度が上がったことにより化学結合状態が壊れてパラジウムとよう素が分離する状況になったことによるものと考えられる。

別添 1-61図1-3 再結合効果と温度の関係

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R2ＰＡＲは，再結合反応を始めると，触媒温度が上昇し触媒自体は200 ℃を超える高温状態になる。
ＮＩＳ社製ＰＡＲ触媒は，粒型の触媒粒をカートリッジに敷き詰めた構造になっており，被毒物質に全ての触媒が覆われることを防ぐことが設計上配慮されている。よって，被毒されていない部分は，再結合反応が始まり，それに伴い触媒粒の温度が上昇することで，被毒された部分の吸着されたパラジウムとよう素が分離することで触媒機能が回復する傾向になると考えられる。すなわち，よう素による被毒は，再結合反応開始時に影響するものであるが，反応が開始すると，触媒温度上昇が支配的となり，試験条件としての温度は，影響を無視できるものと考えられる。よって，本試験結果に示す
触媒性能低下評価において，温度条件は大きな影響を与えるものではない。

2. 引用文献(1)

Effects of inhibitors and poisons on the Performance of Passive Autocatalytic
Recombiners (PARs) for Combustible gas control in ALWRs, EPRI (1997)

別添 1-62

別紙 3
ＰＡＲの周辺機器に対する悪影響防止について

ＰＡＲは，水素処理が始まると触媒温度が上昇するため，ＰＡＲの温度上昇が周辺機器に悪影響を与えないためのＰＡＲの設置方針を検討した。ＰＡＲの温度上昇が周辺機器に悪影響を与える項目として
は，「1.ＰＡＲハウジングからの熱輻射による熱影響評価」及び「2.ＰＡＲ排気ガスによる熱影響評価」
があり，それらの検討結果を以下に示す。

1. ＰＡＲハウジングからの熱輻射による熱影響評価
ＰＡＲハウジングが最高使用温度である300 ℃の状況で，ハウジングからの熱輻射による温度と距離の関係を評価した。
周辺機器の温度は，原子炉建屋原子炉棟6階の熱伝達率により異なる。熱伝達率は，以下のユルゲスの式より計算する。

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R1

ｈ＝5.6＋4.0ｕ
ここで，ｕ［m/s］は，気流速度である。ＰＡＲが起動する設計条件の10 ％/dayのケースにおける気流速度の最大値が約0.6 m/sであることを踏まえて，想定する気流速度の範囲を0〜1.5 m/sと仮定
し，熱伝達率を計算すると5.6〜11.6 W/（m2・K）となる。したがって，熱伝達率は，5.6 W/（m2・K）
及び11.6 W/（m2・K）の2ケースで評価を行った。
評価結果を図1-1に示す。いずれのケースもＰＡＲから0.1 m離れると周辺機器の表面温度は，最高使用温度である300 ℃を十分下回ることから，隣接するＰＡＲに対して悪影響を与えることはない。
また，評価結果の厳しい5.6 W/（m2・K）の場合であっても，ＰＡＲから0.8 m離れたところで100 ℃を下回り，1 mの地点では83 ℃まで低下する。さらに，2 mの地点でＰＡＲの輻射熱の影響はほぼな
くなることから，重大事故等の対処に重要な計器・機器に悪影響がないように，ＰＡＲ周囲（排気口方面除く）には，2 m以上の離隔距離を設けることとする。なお，ＰＡＲ同士の離隔については，上記のとおり，隣接するＰＡＲへの悪影響は考えられないこと及び原子炉格納容器から10 ％/dayの漏えいを考慮したＧＯＴＨＩＣコードによる解析においても，原子炉建屋原子炉棟6階の水素濃度は最大3
vol％程度であることから，ＰＡＲの最高使用温度300 ℃を超えるおそれがないため，離隔を設ける
対象外とする。

別添 1-63

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R2

図 1-1 周辺機器のＰＡＲからの距離と温度の関係

2. ＰＡＲ排気ガスによる熱影響評価
ＰＡＲの上方の排気口からは水素処理を行った高温の出口ガスが排気されるが，ＰＡＲハウジング
上部にはフードが設置されており，出口ガスの流れ方向を変えており，ＰＡＲの上方に位置する構築
物に直接排熱の影響を与えることはない。また，高温の出口ガスが排出される排気口からは，重大事故等の対処に重要な計器・機器に悪影響がないように，3 m以上の離隔距離を設けることとする。

上記1.,2.の結果から，ＰＡＲ配置検討に当たっては，以下を考慮することとしている。

＜ＰＡＲ周辺機器への熱影響防止の方針＞
・ＰＡＲ周囲（排気口方面を除く）に，熱影響により安全機能を損なう設備がないことを，熱影
響評価結果を踏まえて確認する。
・ＰＡＲ排気口方面には，高温ガスが流れることから，付近に安全機能を損なう設備がないことを確認する。

3. 原子炉建屋原子炉棟6階に設置する重大事故等対処設備及び影響評価
原子炉建屋原子炉棟6階に設置する重大事故等対処設備のうち，配管を除く重大事故等対処設備の配置図について，図3-1に示す。ＰＡＲ動作監視装置を除く計装設備について，排気口から10 m以上離れているため，ＰＡＲの温度上昇による水素濃度監視機能への悪影響はない。また，ブローアウト
パネル及びブローアウトパネル閉止装置については，ブローアウトパネル下端位置がＰＡＲから2 m
別添 1-64以上離れているため，ＰＡＲの温度上昇による水素濃度監視機能への悪影響はない。

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R2以上のことから，ＰＡＲの温度上昇による重大事故等対処設備への悪影響はない。

図 3-1 原子炉建屋原子炉棟 6 階における重大事故等対処設備の機器配置図（1／2）

別添 1-65

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R2

図3-1 原子炉建屋原子炉棟6階における重大事故等対処設備の機器配置図（2／2）

別添 1-66

別紙 4
ＰＡＲ動作監視装置について

1. 目的
ＰＡＲは，原子炉建屋原子炉棟6階内の水素濃度上昇に伴い自動的に作動する装置であり，電源や運転員による操作が不要な装置である。
ＰＡＲは，触媒における再結合反応により水素を除去する装置であるため，水素濃度の上昇に伴って装置の入口側と出口側の温度差が上昇する（図1-1，図1-2参照）ことから，ＰＡＲに温度計を設置することにより，水素処理の状況を把握することができ，ＰＡＲによる水素処理が行われていることを確認することができれば，事故対処時の有効な情報となると考えられる。
このことから，原子炉建屋原子炉棟内に設置されているＰＡＲ（2基）の入口側及び出口側に熱電対を取り付け，中央制御室にてＰＡＲの温度を確認できるようにし，重大事故等対処時の監視情報の充NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R2実を図る。

図1-1 ＳＮＬで行われた試験用ＰＡＲ 概要

別添 1-67

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R2

図1-2 ＰＡＲ温度と水素濃度の関係

2. 設備概要
ＰＡＲ2基に対して入口側及び出口側に熱電対を取り付け，事故時のＰＡＲの測定温度を中央制御室及び緊急時対策所にて監視できるようにする。（主要仕様は表2-1参照）
熱電対の設置位置は，ＰＡＲ入口及び触媒カートリッジ出口とし，熱電対シースを取り付け，ガス温度を測定できるようにする。
実験結果（図1-2）において，触媒部での水素再結合反応に伴い，水素濃度1.0 vol％程度でＰＡＲ入口と出口のガス温度差は約40 K，水素濃度4 vol％程度でＰＡＲ入口と出口のガス温度差は約170 Kになっており，ＰＡＲの入口側と出口側の温度差が明確であることから，ＰＡＲ動作を把握できる。
なお，図1-2に示す試験のうち，ＰＡＲ-4，ＰＡＲ-7及びＰＰ-2については環境温度は100 ℃以上であり，それ以外の試験については常温での試験であるが，図1-2に示すとおり，環境温度によるＰＡＲ入口と出口のガス温度差に有意な差異はないことから，環境温度に関わらず，ＰＡＲ動作を監視することが可能である。
ＰＡＲへの熱電対取付位置は，サポートとの干渉を考慮したＰＡＲハウジング付近への取付性，固定性，保守性等を考慮してＰＡＲ入口側及び出口側のガス温度が測定可能な位置とする。
（図2-1参照）

別添 1-68

正面

側面

ハウジング内壁からカートリッジ上部

熱電対設置位置（出口側）

触媒カートリッジ

熱電対設置位置（入口側）

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R2

図 2-1 ＰＡＲへの熱電対取付位置概要図

熱電対シースは，φ3.2 ㎜であり，ＰＡＲへの流路影響の観点から水素除去性能へ影響を及ぼすものではない。
測定温度は，中央制御室及び緊急時対策所に指示及び記録される（図2-2参照）。

表2-1 ＰＡＲ動作監視装置の主要仕様
名 称

種 類

計測範囲

個 数

取付箇所

ＰＡＲ
動作監視装置

熱電対

0〜300 ℃

4＊

原子炉建屋
原子炉棟6階

注記 ＊：2基のＰＡＲに対して出入口に1個設置
中央制御室

熱電対
演算装置

指 示
記 録＊1
緊急時対策所

【凡例】

記 録＊2

設計基準対象施設
重大事故等対処設備
設計基準対象施設及び重大事故等対処設備

注記 ＊1：データ伝送装置＊2：緊急時対策支援システム伝送装置

図2-2 ＰＡＲ動作監視装置の概略構成図

別添 1-69

3. ＰＡＲ動作監視装置の設置場所
ＰＡＲは，水素を処理する際の熱でガス温度が上昇するため，ＰＡＲ装置により上昇気流が発生する。したがって，原子炉建屋原子炉棟 6 階の水素は，自然対流により拡散されることから，原子炉建
屋原子炉棟 6 階の両壁面に配置したＰＡＲ全体に水素が行き渡り，一様に触媒反応を起こして温度が上昇すると想定している。したがって，ＰＡＲの動作原理が触媒反応による水素と酸素の再結合であることを踏まえると故障は考え難く，ＰＡＲ動作監視装置の必要個数は 1 個と考えるが，位置的分散を考慮して，原子炉建屋原子炉棟 6 階の両壁面に配置したＰＡＲのうちそれぞれ 1 基に設置すること

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R3とする（図 3-1 参照）。

図3-1 ＰＡＲ動作監視装置の概略構成図
別添 1-70

4. 引用文献(1) Thomas K. Blanchat, Asimios C. Malliakos,

TESTING A PASSIVE AUTOCATALYTIC RECOMBINER

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R2

IN THE SURTESY FACILITY , Nuclear Technology Vol.129 March 2000

別添 1-71

別紙5
ＰＡＲの性能維持管理について

設置段階及び供用開始以降のＰＡＲの性能を維持するため，以下のような検査及び点検を行う。

1. ＰＡＲの性能確保の考え方
ＰＡＲの性能評価式は，ＰＡＲ内部を通過する水素量（流量）と触媒による再結合効率（触媒反応）の関係から導出されたものであり，流量及び触媒反応に影響を与える各パラメータについて，検査又は点検時に確認することでＰＡＲの性能を確保できる。表 1-1 にＰＡＲの性能確保に必要となるパラ
メータとその確認項目を示す。

表1-1 ＰＡＲの性能確保に必要な確認項目

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R2

性能因子

流

量

影響因子

確認項目

水素濃度

対象外（雰囲気条件）

圧力，温度

対象外（雰囲気条件）

ＰＡＲハウジング部の幾何学的構造・ハウジング構造

・外観確認及び寸法確認

触媒カートリッジの幾何学的仕様

触媒反応・触媒カートリッジの枚数

・外観確認及び員数確認

・触媒カートリッジ寸法・寸法確認
・製作時の仕様確認

触媒の品質管理（材料確認含む）

触媒の性能
・触媒の健全性・機能確認

・触媒の欠落・外観確認

・触媒の汚れ別添 1-72

2. 検査及び点検内容
1.の考え方を踏まえ，以下に示す検査及び点検を実施することで，ＰＡＲの性能を確保する。設置段階における検査内容を表 2-1 に，供用開始以降の点検内容を表 2-2 に示す。

表2-1 設置段階における検査内容
対象部位

分

類

検査内容

仕様確認

比表面積，直径，パラジウム含有量について，管理値を満足することを確認する。

外観検査

有意な変形，傷等の有無について，目視により確
認する。

仕様確認

触媒充てん量について，管理値を満足することを
確認する。

外観検査

有意な変形，傷等の有無について，目視により確認する。員数についても確認する。

寸法検査

主要な寸法について，実測により確認する。

機能検査

健全性確認として検査装置により結合反応時の温度上昇率を測定し，管理値を満足することを確認
する。

外観検査

有意な変形，傷等の有無について，目視により確
認する。

寸法検査

主要な寸法について，実測により確認する。

材料検査

ミルシートにより確認する。

触媒

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R0

触媒カートリッジ

本体（ハウジング）

表2-2 供用開始以降の点検内容
対象部位
触媒

分

類

外観点検

有意な変形，傷等の有無について，目視により確
認する。

外観検査

有意な変形，傷等の有無について，目視により確認する。員数についても確認する。

機能検査

健全性確認として検査装置により結合反応時の温度上昇率を測定し，管理値を満足することを確認
する。

外観検査

有意な変形，傷等の有無について，目視により確認する。

触媒カートリッジ

本体（ハウジング）

検査内容

別添 1-73

3. 触媒の品質管理
触媒は，

で製作さ

れ，その触媒の比表面積，直径及びパラジウム含有量について，表 3-1 に示す管理値を満足していることを確認しているため，ロットで製作された触媒について，大きなばらつきはない。品質管理された触媒を触媒カートリッジへ充てんする際には，規定量が充てんされていることを全ての触媒カート
リッジに対して確認するため，同じロットで製作された触媒が充てんされた触媒カートリッジの性能は同様である。
また，触媒カートリッジを試験装置にセットし，所定の水素濃度の試験ガスを通気した際の結合反応による温度上昇率を確認することで，工場製作時における触媒の健全性を担保することとしている。
触媒の製作工程及び所定の品質管理を行うことを踏まえると，触媒の健全性確認の抜き取り数としては，1 ロット当たり触媒カートリッジ 1 枚を確認することで十分である。

表3-1 触媒製作段階における管理項目

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R1対象触媒カートリッジ

項

目

管理値

触媒充てん量
比表面積
直

触媒

径

パラジウム含有量

健全性

水素を含む試験ガスを通気後，20分以内に10 ℃以上上昇又は30分以内に20 ℃以上上昇

4. 触媒の健全性
工場製作時の品質管理の一つとして触媒の健全性確認を行うが，使用開始前においてもＰＡＲの性
能担保の観点から同様に健全性確認を実施する。また，ＰＡＲを設置する原子炉建屋原子炉棟 6 階の雰囲気環境は空気，室温条件であり，化学薬剤等の触媒の活性を低下させるような要因はないことか
ら，触媒にとって良好な環境条件であるが，供用開始後の経年劣化の有無を評価するため，触媒の健全性を確認する必要がある。
触媒カートリッジを試験装置にセットし，所定の水素濃度の試験ガスを供給し，水素と酸素の結合反応による温度上昇率を測定することで，メーカ推奨の判定基準を満足していることを評価し，触媒の健全性を確認する。工場製作時，使用開始前（現地据付時）及び供用開始以降の試験条件，判定基準を表 4-1 に，試験装置の概要を図 4-1 に示す。
工場製作時においては，メーカ標準の試験条件として水素濃度 3 vol％の試験ガスを通気するが，国内で実施する使用開始前，供用開始後の健全性確認は，国内で一般的に手配可能な水素ボンベ（水別添 1-74

素濃度：1.3 vol％）を用いて実施する。工場製作時に比べて，低い水素濃度条件で行うため，水素処理能力が低く，温度上昇も小さい状態となるが，工場製作時と同じ判定基準を用いるため，保守的な性能管理となる。
なお，使用開始前及び供用開始後の健全性確認試験の抜取り数については，検査要領を定める際に適切に設定する。

表4-1 触媒の健全性確認試験条件
項

目

試験条件

使用開始前

供用開始後

水素濃度：3 vol％水素濃度：1.3 vol％水素濃度：1.3 vol％試験流量：1500 L/h

試験流量：1500 L/h

試験流量：1500 L/h

10 ℃以上/20分

10 ℃以上/20分

10 ℃以上/20分

又は

又は

又は

20 ℃以上/30分

20 ℃以上/30分

20 ℃以上/30分

NT2 補① Ⅴ-1-8-2 R1E

判定基準

工場製作時

触媒カートリッジ

図 4-1 検査装置概要図

別添 1-75