東海第二発電所 工事計画審査資料
資料番号補足-270-6 改 6

提出年月日

平成 30 年 6 月 18 日

工事計画添付書類に係る補足説明資料

圧力低減設備その他の安全設備のポンプの有効吸込水頭について（関係する添付書類名：
圧力低減設備その他の安全設備のポンプの有効吸込水頭に関する説明書に係る補足説明資料）

本資料は，工認添付書類「圧力低減設備その他の安全設備のポンプの有効吸込水頭に関する説明書」の記載内容を補足するものである。以下に補足説明項目を示す。

目 次
補足 1. 内規との比較表
補足 2. 重大事故等時の発生異物量評価について
補足 3. 非常用炉心冷却系ストレーナの重大事故等時圧損試験について
補足 4. 重大事故等時圧損試験における保守性について
補足 5． 圧力低減設備その他の安全設備のポンプの有効吸込水頭について補足 1-1

②

①

内規

評価内容

に係るろ過装置の性能評価及び構造

PLR-018）の完全両端破断を想定している。

る。

的な変動に配慮した物量として，m2 としてい在するカプセル保温（金属反射型）について，将来点を中心に 7.4D（600A×7.4）の半径の球の中に存

内規別表第１に示す破損影響範囲に従い，破断想定②【ZOI 内保温材の算出方法は PWR 同様】

心冷却設備及び格納容器熱除去設備

定される，一次系配管である再循環系配管（600A-

設定している。

する。
）に示す破損影響範囲に従い，②旧内規図２（内規の別表第１に相当最大となる点を設定している。

という。）に従い，保温材の破損量が強度評価について」（以下「旧内規」

型原子力発電設備における非常用炉①平成 17・10・13 原院第４号「沸騰水

既工認

内規に従い，保温材の破損量が最大となることが想①【破断想定点の考え方は PWR 同様】（１）保温材の破損量評価

１． ストレーナの性能評価：ストレーナ圧損評価に関係しない項目

内規との比較表

ている。

影響範囲に従い，設定し②内規別表第１に示す破損定している。

損量が最大となる点を設①内規に従い，保温材の破PWR（敦賀２号）

補足 1

補足 1-2

⑧

⑦

⑥

⑤

④

③

内規

評価内容

既工認

前記④の異物が各ポンプの定格流量により分配されるとして評価してい（1691.9 m3/h）を想定している。

圧損は NUREG/CR-6808 式に，また，化学影響生成異物の圧損は圧損試験により求めている。

NEDO-32721 式，金属反射型保温材による圧損は NUGEG/CR-6808 式により求めている。

物による圧損は NEDO-32721 式，金属反射型保温材による圧損は NUREG/CR-6808 式により求めている。

金属反射型保温材による圧損は NUREG/CR-6224 式，

繊維質及び粒子状異物の繊維質及び粒子状異物の圧損はとしている。

ため，各ポンプの系統流

クリーンを兼用しているポンプで１機のサンプス果を基に，繊維質・粒子状異物・化学影響生成異項を考慮（詳細を⑫～⑯に示す。
）した圧損試験結

異物付着による圧損上昇は，別記２に示す留意事に付着する異物量は発生量の約 1/3

LPCS ポンプの各１台運転を想定し，保守的に残留熱除去系ポンプ運転時の定格流量なるが， PWR 同様別記 1 に示す式により評価】ていない。

体的には，RHR ポンプ，HPCS ポンプ，

異物付着による圧損上昇が最も厳しくなるよう，る。このため，ストレーナ１機当たりに付着することを想定している。具量がストレーナに付着することを想定している。

【ストレーナ形状の違いにより適用する評価式が異量に基づく分配は考慮しづき分配され，かつ，全量ストレーナの単独運転を想定し，前記④で評価した異物の全る。
なお，PWR では，
各 ECCS

異物が各ストレーナに系統流量に基⑤内規に従い，評価していの詳細を⑩に示す。

内規に従い，代替循環冷却系ポンプ（250 m3 /h）⑤【接近流速設定の考え方は PWR 同様】⑤旧内規に従い，ECCS 水源に移行した

考慮していない。異物量ない。異物量の詳細を⑩に示す。

（４）異物付着による圧損上昇の評価

ECCS 水源への移行割合はで規定されていないため考慮してい合は考慮していない。異物量の詳細を⑩に示す。

破損保温材以外の異物の塗装は使用しておらず，い。なお，非 DBA 仕様塗装は，旧内規以外の異物のサプレッション・プールへの移行割定している。非 DBA 仕様

プールへの移行割合は考慮していな

温材以外の異物のサプレッション・

内規別表第３に従い，設定している。破損保温材④【保温材以外の異物量の考え方は PWR 同様】

評価④内規別表第３に従い，設細は⑩に示す。

る。
）に従い，設定している。破損保積比率を減じている。詳ている。
（３）破損保温材以外の異物の ECCS 水源への移行量

ただし，滞留水区画の体

m2 がサプレッション・プールに移行すると評価し評価している。

温材の ECCS 水源移行量を③内規別表第２に従い，保PWR（敦賀２号）（カプセル保温（金属反射型））を乗じた④旧内規図２（内規別表第３に相当する。
）に従い，保温材の ECCS 水源移行量を評価している。詳細は⑩に示す。

m2 に対し，移行割合である 50％の破損量

内規別表第２に従い,前記（１）で評価された保温材③【保温材の ECCS 水源への移行量の考え方は PWR 同様】 ③旧内規図２（内規別表第２に相当す（２）破損保温材の ECCS 水源への移行量評価

補足 1-3

内規

定した繊維質保温材は薄膜効果発生開始量以上のため，薄膜効果による圧質保温材は薄膜効果発生開始量以上のため，薄膜効果による圧損上昇を想定している。

い金属反射型保温材等に交換しており，薄膜効果を生じることはない。

損上昇を想定している。

⑧ECCS 水源に移行すると想⑧ECCS 水源に移行すると想定した繊維
定される繊維質保温材について，全て圧損影響の少ないる。

75％（45m2）を差し引いてカー類の総面積（60m2）の物として想定したステッリーン面積は，その他異・最低水位で水没するスクる。

する体積を差し引いてい想定し，閉塞により滞留

ドレンが閉塞したことを

東海第二発電所では，格納容器内に存在する破損が想⑧【PCV 内に繊維質保温材を使用していない】としている。

m2 の 75％分を差し引き，

m2

床ドレン及びキャビティの総面積は，既工事計画書にて算出した

表第３のその他異物として想定したステッカー類に設定している。

⑦内規に従い，以下のよう・最低水位を算出する際は，の他異物は考慮していない。

ｍ３/h）とm2 から，別内規に従い，残留熱除去系ストレーナの有効表面積⑦【有効表面積の考え方は PWR 同様】

している。

最大流量（

管ルートの圧損に基づく計画書記載値以上かつ配・冷却材の接近流速は，工事いる。

る流量 1691.9 m3/h を設定している。

に余裕をみて 50℃としてm /h）に対して，異物付着による圧損上昇が最も厳なる評価を実施した結果

切替時点の温度が低めとしくなるよう，残留熱除去系ストレーナに通水され

3

冷却材の接近流速は，代替循環冷却系ポンプ（250⑦既工認において，ステッカー類のそっとも厳しくなる再循環℃としている。

m3/h を設定している。

解析結果である LOCA 後数十秒後の約 50℃から，保守的にる水温は，NPSH 余裕がもストレーナに通水される流量 1691.9

書添付書類十におけるサプレッション・プール水温に設定している。
・圧損上昇評価の際に用い温については，同左。
冷却材の接近流速は，残留熱除去系⑥内規に従い，以下のよう

PWR（敦賀２号）

温は，既工事計画書同様，原子炉設置変更許可申請⑥圧損上昇評価に用いる ECCS 水源の水

既工認

内規に従い，圧損上昇評価に用いる ECCS 水源の水⑥【温度設定の考え方は PWR 同様】

評価内容

補足 1-4⑨

評価内容

上昇を考慮したポンプの有効吸込水頭の算出におーナに付着することによる圧損の上昇を考慮したポンプの有効吸込水頭の算出においては，原子炉格納容器の背圧は考慮していない。

圧損の上昇を考慮したポンプの有効吸込水頭の算出においては，原子炉格納容器の背圧は考慮していない。

背圧を考慮している。
原子炉格納容器の背圧は，最も小さく評価する
解析条件を設定して実施した解析の結果を用いている。

隔離時冷却ポンプ及び常設高圧代替注水系ポンプ
は，設計基準対処施設としての使用条件を超えて運転する（LOCA 事象ではないため異物による圧損影響はない）が，当該系統の有効吸込水頭の評価においては，原子炉格納容器の背圧を考慮する。
・原子炉格納容器の背圧は，全交流動力電源喪失事

器圧力は大気圧，さらに，格納容器雰囲気温度を与えるよう初期条件を設定】【PWR 同様，格納容器圧力の解析が保守的な結果を評価する感度解析結果に基づき設定する。

10℃に設定し，格納容器圧力の評価結果を低めに評価を行う際には，解析の初期条件として格納容

圧損評価に関係しない項目

象における解析結果に基づき設定を行うが，当該いて，原子炉格納容器のなお，全交流動力電源喪失事象においては，原子炉着することによる圧損のる異物がストレーナに付及び格納容器内に存在す

格納容器内に存在する異物がストレ存在する異物がストレーナに付着することによる⑨LOCA 時に破損する保温材

PWR（敦賀２号）⑨LOCA 時に破損する保温材及び原子炉

既工認⑨LOCA 時に破損する保温材及び原子炉格納容器内に（５）有効吸込水頭の評価（耐震・強度評価等の評価で考慮する。
）

内規補足 1-5

⑩

内規

評価内容

： 7.4D：11.4D：：・一般保温（ｹｲ酸ｶﾙｼｳﾑ）
・一般保温（繊維質）（ｸﾞﾚｰﾁﾝｸﾞ上）（ｸﾞﾚｰﾁﾝｸﾞ下）

m3
m3

m
m3

3

m2

m3
m3

m3

m3

m2

●SA 時において新たに考慮する異物（詳細は補足２参照）
・耐 DBA 仕様塗装（SA 時考慮分）：ドライウェル及びペデスタル（ドライウェル部）の全量剥落を想定し，
kg としている。
・化学影響生成異物：
kg 全量考慮・堆積異物：スラッジ 89kg，錆片 23kg，塵土 68kg
・その他異物：現地調査を踏まえ余裕を持たせた値としてｍ2 を考慮している。

保温材以外の異物として，格納容器雰囲気を考慮のうえ，以下のように評価している。
・耐 DBA 仕様塗装（ジェット破損分）：39 kg
・非 DBA 仕様塗装：格納容器内の事故時環境に直接曝されるもの全量であるkg としている。

【別表第３】・ｶﾌﾟｾﾙ保温（金属反射型） ：50％
・ｶﾌﾟｾﾙ保温（繊維質）：15％・一般保温（ｹｲ酸ｶﾙｼｳﾑ） ：10％・一般保温（繊維質）（ｸﾞﾚｰﾁﾝｸﾞ上）：28％（ｸﾞﾚｰﾁﾝｸﾞ下）：78％【別表第２】： 7.4D・ｶﾌﾟｾﾙ保温（繊維質）・ｶﾌﾟｾﾙ保温（金属反射型） ： 7.4D

【別表第１】⑩【異物量は異なるが，算出方法はPWR同様】

既工認

m3
m3

m3
m3

m

2

m3
m3

m3

m3

m2

スラッジ 89kg，錆片 23kg，塵土 68kg

・堆積異物：

・耐 DBA 仕様塗装（ジェット破損分）：
39 kg：
・ｶﾌﾟｾﾙ保温（金属反射型）
50％：
・ｶﾌﾟｾﾙ保温（繊維質）15％：10％・一般保温（ｹｲ酸ｶﾙｼｳﾑ）
・一般保温（繊維質）：28％（ｸﾞﾚｰﾁﾝｸﾞ上）：78％（ｸﾞﾚｰﾁﾝｸﾞ下）

7.4D
・ｶﾌﾟｾﾙ保温（繊維質）：
7.4D
・一般保温（ｹｲ酸ｶﾙｼｳﾑ）：
7.4D
・一般保温（繊維質）：11.4D：（ｸﾞﾚｰﾁﾝｸﾞ上）：（ｸﾞﾚｰﾁﾝｸﾞ下）

・ｶﾌﾟｾﾙ保温(金属反射型）：⑩

PWR（敦賀２号）

m3

・化学影響生成異物：
kg

・非 DBA 仕様塗装：
使用していない。
・堆積異物：
繊維質
13.6 kg，
粒子
77.1 kg・その他異物60m2 以下に管理するため，
60.0 m2 とする。

・DBA 仕様塗装

内規別表第２に示す値から，滞留水区画の体積比率 14%を減じた値としている。
・ｶﾌﾟｾﾙ保温（金属反射型）：
50％
m3
・ｶﾌﾟｾﾙ保温（ﾛｯｸｳｰﾙ）：
86％m3
・一般保温（ｹｲ酸ｶﾙｼｳﾑ）：86％m3
・一般保温（ﾛｯｸｳｰﾙ）(ｸﾞﾚｰﾁﾝｸﾞ上)52%
m3
m3(ｸﾞﾚｰﾁﾝｸﾞ下)86%
・一般保温（ｸﾞﾗｽｳｰﾙ）：
86％
m3

・ｶﾌﾟｾﾙ保温（金属反射型）：
2.0D
m3
・ｶﾌﾟｾﾙ保温（ﾛｯｸｳｰﾙ）：
2.4D
m3
・一般保温(ｹｲ酸ｶﾙｼｳﾑ)：
5.5D
m3
・一般保温(ﾛｯｸｳｰﾙ）：36.5D(ｸﾞﾚｰﾁﾝｸﾞ上)m3(ｸﾞﾚｰﾁﾝｸﾞ下)m3・一般保温(ｸﾞﾗｽｳｰﾙ）：
36.5D
m3

⑩

補足 1-6（耐震・強度評価等の評価で考慮する。
）

圧損評価に関係しない項目

内規

評価内容

既工認

PWR（敦賀２号）

補足 1-7

では使用しない。

GE 製ストレーナ

内規

評価内容

Kh
h

μ U t
ρ g

(m)

μ U t
ρ g d2

Kh

-

＝

（m）

(m)

（m）
h2：AlOOH 投入が完了し静定後の圧損＝
h3：化学影響生成異物（AlOOH）の付着による圧損上昇（m）

h1：AlOOH 投入直前の圧損＝

ここで，

h3＝h2-h1＝

＝
(m)
ここで，
(m)
d ＝
μ ＝
U ＝
ｔ ＝
ρ ＝
＝
g
Kh ＝
・化学影響生成異物の付着による圧損

h＝

U ＝
ｔ ＝
ρ ＝
g ＝32.2(ft/s2)
Kh ＝
ここで算出されたｄ値に基づき，事故時の環境を想定した圧損評価を実施している。
・繊維質異物，粒子状異物付着による圧損

＝
ここで，
h ＝
μ ＝

d＝

NEDO-32721 式における d 値はストレーナ圧損試験結果
から下式にて求める。

金属反射型保温材による圧損は，NUREG/CR-6808 式により求める。
繊維質，粒子状異物及び化学影響生成異物の圧損は，NEDO-32721 式により求めるが，化学影響生成異物については，保守的な評価となるよう，化学影響生成異物投入
後すべての異物を考慮したｄ値から実機圧損を算出する方法よりも，化学影響生成異物投入前の異物を考慮したｄ値から実機圧損を算出した値に，試験により確認された化学影響生成異物による圧損上昇分を加算する方法とする。

【ＰＷＲ同様，内規に基づく評価式で評価】

NEDO-32721 式における d 値はストレーナ
圧損試験結果から求める。

金属反射型保温材による圧損は，
NUREG/CR-6808 式により求める。
繊維質及び粒子状異物の圧損は，NEDO32721 式により求める。

既工認

金 属 反 射 型 保 温 材 に よ る圧
損は，NUREG/CR-6808 式により求める。
繊 維 質 及 び 粒 子 状 異 物 の圧損は，NUREG/CR-6224 式より求める。
化 学 影 響 生 成 異 物 の 圧 損は
圧損試験により求める。

PWR（敦賀２号）

補足 1-8

では使用しない。

GE 製ストレーナ

内規

ここで，
Kt ＝
URMI ＝
Afoil＝Ac ＝

hRMI =(1.56× 10-5 K2t ) U2RMI ( Afoil Ac ) 0.0254 hRMI
＝0.00526m

金属反射型保温材による圧損は，NUREG/CR-6808 式を適
用する。

評価内容

既工認

PWR（敦賀２号）

補足 1-9

⑯

⑮

⑭

⑬

⑫

PWR の記載

内規

評価内容

③ 錆片
④ 耐 DBA 仕様塗装(ｼﾞｪｯﾄ破損分)⑤ 繊維質保温材② 繊維質保温材③ スラッジ④ 塵土することを想定している。

に到達後，プール水が冷却された後に析出入され，溶解物がサプレッション・プール

響生成異物は pH 調整剤が格納容器内に注ナに到達することを想定している。化学影

注記＊2：pH 制御時の化学影響生成異物がストレーーナに到達することを想定している。

ことにより，耐 DBA 塗装が剥落し，ストレ

注記＊1：原子炉格納容器内が高温状態を維持する⑨ 化学影響生成異物（ALOOH）＊2⑧ 耐 DBA 仕様塗装 (SA 時剥落) ＊1⑦ 非 DBA 仕様塗装 (耐性未確認)⑥ 耐 DBA 仕様塗装(ｼﾞｪｯﾄ破損分)

⑤ 錆片

② 塵土

① スラッジ① 金属反射型保温材

的に大きくなるよう，以下のとおり設定している。

定している。

で想定される異物の発生順序を考慮し，圧損が保守せている。

させた後，粒子を付着さ規に則り、繊維質を堆積

ついては，実機で想定される異物の発生順序を考慮し，以下のとおり設⑫圧損試験においては，内PWR（敦賀２号）⑫圧損試験における異物の投入順序に

既工認

圧損試験における異物の投入順序については，実機

状異物を投入する。】⑫【投入異物の順序は PWR 同様，繊維質の後に粒子

別記２ 圧損試験の実施に当たっての留意事項

補足 1-10

⑯

⑮

⑭

⑬

⑫

PWR の記載

内規

評価内容

m3/m2

投入している。

結果に基づき金属箔を切断し，米国での金属保温材破壊試験

金属反射型保温材：NUREG/CR-6808 に記載のある，【繊維質のサイズは PWR と同等】

ルを圧損試験に投入している。

繊維質：シュレッダーで細かく裁断したロックウー【破損保温材】

実績を踏まえ，以下のとおり設定している。

試験上非保守的な評価とならないよう，過去の試験⑭想定される異物の種類及び取扱いについては，圧損

実機水量比（ｽﾄﾚｰﾅ単位面積当たり）：105.5 m3/m2

試験水量比（ｽﾄﾚｰﾅ単位面積当たり）：

さく設定している。

なるよう，ストレーナ単位表面積あたりの水量を小また，試験水量については，異物濃度を実機以上と機を使用して撹拌状態を維持する。

量を戻して撹拌させているとともに，試験中は攪拌

験装置の接近流速を設定し，試験タンク床にその流生じる実機の接近流速と同等以上となるように試。圧損試験設備内の戻り水は，定格流量時に験を実施している。圧損試験においては，

ーナに異物付着させるような状況を作った上で試あることが想定されるが，攪拌機を使用してストレ

m3/m2 としい。

生 成 異 物 に つ い て は 考慮 し て い な

ただし，
非 DBA 仕様塗装及び化学影響⑭同左て評価している。

おらず，S/P 内のデブリは十分静定している状態で合には，チャギングなどの水力学的動荷重は働いて

既工認
ただし，試験水量比：⑬同左

実機の SA 時に代替循環冷却系ポンプを運転する場⑬【試験の終了判断は PWR と同等】

PWR（敦賀２号）●繊維質はＣＶ内に最大量存在
し，圧損上昇上保守的と考えられる繊維質保温材を使用する。
【異物の細かさ】
・繊維はグレーチング通過サイズ以下になるように細かくしている。
（グレーチング
通過サイズ以下の割合は，保温材破壊試験の結果からみて保守的であることを確認している）
・ケイ酸カルシウムは十分微細と考えられる粒子状に粉砕している。
・金属保温は，NUREG/CR-6808に記載のある，米国での金属保温材破壊試験結果に基づき金属箔を切断している。

るものを使用する。

⑭保温材は実機にて使用していには，で確認している。具体的

損上昇が静定する状態ま⑬圧損試験においては，圧

⑯

⑮

⑭

⑬

⑫

PWR の記載

程度の粒径の酸化鉄粉末をのメッシュにてふるいにかけた酸化圧損試験に投入している。

程度の粒径のケイ砂粉末を程度のペイントチップを程度のシリコンカーバイド粉末を【化学影響生成異物の取扱は PWR 同様】

している。

るオキシ水酸化アルミニウムを圧損試験に投入

WCAP 手法により合成した圧損試験代替異物であ・化学影響生成異物：【その他異物は PWR 同様試験に投入しない】

価しているため。
）

75％を，ストレーナ有効表面積から差し引いて評（格納容器内に存在するステッカーの総面積の・その他異物：圧損試験に投入しない。

【粒子状異物のサイズは文献より設定】

圧損試験に投入している。

：粒径が・非 DBA 仕様塗装

圧損試験に投入している。

・耐 DBA 仕様塗装：

圧損試験に投入している。

塵土：

鉄を圧損試験に投入している。

錆片：

スラッジ：

・堆積異物

【破損保温材以外の異物】【金属保温材のサイズは PWR 同様】● 化学 影響生 成異 物は， WCAP16530-NP を用いて算出し，オ
キシ水酸化アルミニウムを試験装置に投入している。

【異物の細かさ】
・塗装は，クルミ殻を，十分微細と考えられる粉末程度まで粉砕している。

●堆積異物は NEI04-07 の SER
APPENDIX7 に記載と同等の密度である珪砂を用い，粒子径分布についても同記載と同等に準備する。
●塗装については，試験水槽へ投入後の繊維同士の隙間に入り込みやすいように若干小さい粒子径であり，密度がほぼ同等であるクルミ殻粉末を投入する。

補足 1-12

⑯

⑮

⑭

⑬

⑫

PWR の記載

内規て設定している。

は約 50℃以上となることから，保守的に℃としン・プール水温度解析結果より，LOCA 後数十秒後にとしては，既工認同様，添付書類十のサプレッショ

上保守的となるため，代替循環冷却系ポンプの評価

温度が低くなるほど水の粘性が高くなり，圧損評価⑯【温度設定の考え方は PWR 同様】

圧損を評価している。

格流量 1691.9m3/h での運転を想定し，異物による定格流量 250m3/h を上回る残留熱除去系ポンプの定圧損が上昇することから，代替循環冷却系ポンプの接近流速は大きいほど異物がストレーナに吸着し，⑮【接近流速の考え方は PWR 同様】

評価内容

⑯同左

速を算出している。

⑮各 ECCS ポンプの定格流量から試験流

既工認⑯圧損試験は室温で実施することとし，試験時に水温計測を行い設計条件の水温に換算を行う。尚，水温の違いによる圧損の違いは各水温における水の動粘性係数で換算を行っている。

⑮試験時の接近流速について
は，実機と同等以上としている。
実機の運転手順ではプラントの状態に応じポンプを止めることも可能であるため，接近
流速は遅くなり圧損は小さくなるが，圧損試験の際は，上記を考慮せず，接近流速を実機と同等以上で一定としている。

PWR（敦賀２号）

補足 2

重大事故等時の発生異物量評価について
添付書類「Ⅴ－1－8－4 圧力低減設備その他の安全設備のポンプの有効吸込水頭に関する説明書」に用いる異物量については，原子炉格納容器内の冷却材配管の破断による破損影
響範囲内の保温材に加え，原子炉格納容器内の塗装，堆積異物，その他異物及び化学影響生
成異物を考慮している。
本資料では，重大事故等時における圧損評価に用いるこれら発生異物量について説明する。
1. 設計基準事故時に考慮する発生異物量
設計基準事故時においては，原子炉格納容器内の冷却材配管の両端破断による原子炉
冷却材喪失を想定し，配管破断時に破断口周囲の保温材等が破断口から流出した冷却材により破損し，破損した保温材等がドライウェルからサプレッション・プールへ落下し，ECCS ポンプの吸込流によりストレーナに付着する事象を想定している。
設計基準事故時の圧損評価では，「非常用炉心冷却設備又は原子炉格納容器熱除去設備に係るろ過装置の性能評価について（内規）」の第１表に示す異物を考慮している。

補足 2-1

第１表 圧損上昇の要因となる異物（設計基準事故時）考慮する異物の種類
一般保温

物量

補足
原子炉格納容器内の繊維質保温材を全て撤

0 m3

（繊維質）
カプセル保温

去済みであるため，考慮しない。

m2（金属反射型）
耐 DBA 仕様塗装

39 kg

破損影響範囲内の全ての保温材の金属箔の物量に余裕を見込んで算出している。
配管破断により発生する塗装として，内規別表第３に示す物量を考慮している。
設計基準事故時の原子炉格納容器内環境における耐性を確認できていない以下の塗装の剥落を想定し，算出している。
kg

空調ダクト 約
粒子状異物

非 DBA 仕様塗装kg

PLR ポンプ電動機 約D/W クーラ 約

kg

kg

D/W クーラファン電動機 約
チェーンブロック類 約
合計

kg

kg

kg を保守的に丸め，kg として圧損評価に用いる。
スラッジ

堆積異物は通常運転時からサプレッション・プール内に存在する異物量を想定して

堆積
異物

89 kg

錆片

23 kg

おり，異物管理及び原子炉起動の際の原子炉格納容器内清掃・点検を実施するため，

塵土

68 kg

内規別表第３に示す物量を考慮している。
流路面積を低減させる異物として，内規別

その他異物

ステッカー

m2

表第３に例示されている異物を参考に，現場調査結果から算出している。

補足 2-2

2. 重大事故等時の発生異物量
非常用炉心冷却系統（以下「ECCS」という。
）ストレーナの圧損上昇は，異物の付着によりストレーナの流路面積が低減し，流速が上昇することに起因する。
このため，原子炉格納器内環境の高温状態を維持することに伴う発生異物量の増加及び炉心の溶融や原子炉圧力容器の破損に伴う発生異物量の増加について，以下に考察する。
(1) 原子炉格納容器内環境の高温維持に伴う発生異物量の増加について
重大事故等時の原子炉格納容器内環境は，設計基準事故時よりも高温状態が長期間維持されるため，耐 DBA 仕様塗装の剥落による塗装物量の増加が想定される。
このため，設計基準事故時に剥落を考慮している塗装（配管破断時にジェット流で破損する耐 DBA 仕様塗装・非 DBA 仕様塗装）に加え，重大事故等時の環境における耐性が確認できていない耐 DBA 仕様塗装については，全量の剥落を想定する。重大事故等時に発生する塗装の物量を第２表に示す。
第２表 重大事故等時に発生する塗装の物量
異物の種類
耐 DBA 仕様塗装
（ジェット破損）

SA 時

備考
破損塗装が最大となる大破断 LOCA 時を想39 kg

定するため，設計基準事故時と同様の評価となる。
重大事故等時は設計基準事故時よりも原子非 DBA 仕様塗装

kg

炉格納容器内温度が高くなるため，設計基準
事故時同様，非 DBA 仕様塗装の全剥落を想定する。

塗

重大事故等時は設計基準事故時よりも原子炉格納容器内温度が高くなるが，重大事故等時における塗装の耐性が確認できていない

装ため，保守的にドライウェル及びペデスタル
耐 DBA 仕様塗装
（SA 環境剥落）kg（ドライウェル部）内の塗装の全剥落を想定する。
kg

ドライウェル内：
ペデスタル内：合計kg

kg を保守的に丸め，て圧損評価に用いる。

補足 2-3kg とし(2) 炉心の溶融に伴う発生異物量の増加について
炉心損傷時においては，周辺被ばく低減のため，pH 制御装置により水酸化ナトリウ
ムをサプレッション・プール水へ添加することから，冷却材中の水酸化ナトリウムと原子炉格納容器内に存在する構造物（反応性の高い Al 又は Zn を含むもの）との化学反応により発生する異物（化学影響生成異物）を新たに考慮する必要がある。
PWR プラントにおいて化学影響生成異物の発生量評価に使用している WCAP16530＊1 では，原子炉格納容器内に存在する Al，Zn を含有する構造物の表面積に対して，溶解速度（温度，pH に依存）を掛けることで，Al，Zn の溶解量を算出し，溶解した Al，Zn がすべて水酸化物として析出することとして評価している。
東海第二発電所における化学影響生成異物の発生量は，PWR プラントの評価を参考に，下記も考慮して評価を行っている。
① ドライウェル及びペデスタル（ドライウェル部）の構造物は，塗装剥落後の金属表面からの金属の溶解を考慮する。
② 溶解速度算出において，pH が保守的に高く維持されるとして評価する。
③ WCAP-16530 では対象外としている Fe についても，炭素鋼の腐食速度 100 mdm＊2（40～200℃，純水）より溶解量を算出する。

化学影響生成異物の圧損評価においては，JNES-SS-1004＊3 に従い，これらの析出異物（Al,Zn,Fe の水酸化物）を圧損試験代替異物であるオキシ水酸化アルミニウム（AlOOH）の重量へ換算し，圧損試験に用いる。
化学影響生成異物の異物量評価概要について，第３表に示す。
注記＊1：「Evaluation of Post-Accident Chemical Effects in Containment Sump
Fluids to Support GSI-191」（Westinghouse WCAP-16530-NP）
注記＊2：1 か月あたりの腐食速度 mg/(dm2・month)
注記＊3：「サンプストレーナ閉塞事象の化学影響に関する評価マニュアル」（独立行政法人原子力安全基盤機構
1004）

補足 2-4

原子力システム安全部

JNES-SS-

第３表 化学影響生成異物の異物量評価概要
種別

溶解量算出手法
WCAP-16530

Al

化学影響生成

主な構造物

に よ

異物量＊

保温材外装板，電線管（Al-Zn メッキ）kgり，原子炉格納容器内
Zn

ジンク系塗装，亜鉛メッキ鋼構造物

環境（温度，pH）を考（グレーチング等），電線管（Al-Zn メ

慮して算出する。

kg

ッキ）
Fe

炭素鋼腐食速度の知

炭素鋼配管・機器類（PCV 内面，ド見から算出する。

ライウェルローカルクーラ等）

kg
kg

合計

↓
kg

注記＊：圧損試験代替異物である AlOOH の重量を示す。
化学影響生成異物量の合計である

kg を保守的に丸め，kg として圧損評価に用いる。
(3) 原子炉圧力容器の破損に伴う発生異物量の増加について
原子炉圧力容器が破損した場合には，溶融デブリや構造物がペデスタル（ドライウェ
ル部）に落下することとなる。しかし，ペデスタル部は溶融デブリを全量保持できる容量を有しており，サプレッション・プールには人通用開口部を経て流入する構造である
こと，ペデスタル（ドライウェル部）内の構造物は比重が大きいこと（第４表参照）から，人通用開口部を経てサプレッション・プールへ流入することは考えがたく，仮に比重が小さい異物がサプレッション・プールへ流入した場合でも，比重の小さい異物はサプレッション・プール水面付近に浮遊しており，ストレーナへ到達しないと考えられる。
（別紙－２参照）

補足 2-5

第４表 ペデスタル（ドライウェル部）内に存在する構造物の一覧
構造物

材質

比重

ターンテーブルSUS

7.75

ターンテーブル動力機構

SUS

7.75

CRD ハウジング

SUS

7.75

－

CRD 機構

SUS

7.75

－

CRD ハウジングサポート

炭素鋼

7.78

ケーブルトレイ

炭素鋼

7.78

－

存在する構造物は，比重が大きく，

SRNM 案内管

SUS

7.75

－

ペデスタル（ドライウェル部）内に

LPRM 案内管

SUS

7.75

－

沈降すると考えられるため，構造物

TIP 案内管

SUS

7.75

－

自体がサプレッション・プールに流ED サンプ

SUS

7.75

－

入することはないと考えられる＊。

ED サンプクーラ

OFCu

8.94

－

ただし，塗装がされている構造物にED・FD スワンネック

SUS

7.75

－

ついては，ドライウェル同様，全量ED ベントスワンネック

SUS

7.75

－

の剥落を想定する。

スワンネック柵

SUS

7.75

－

（第２表に示すペデスタル内の耐

SUS

7.75

－

配管類

SUS

7.75

－

計装品

SUS

7.75

－

SUS

7.75

炭素鋼

7.78

コリウムシールド
支持構造物

サポート類

塗装

評価

kg

kg

ペデスタル（ドライウェル部）内に

DBA 仕様塗装

kg に含まれてい

る。
）

kg

ケーブルとしての比重は 1 以上であり，ペデスタ

ケーブル類

銅

8.92

被覆材

0.9～1.8

ル内に沈降すると考えられる＊。万が一比重の小さい被覆材が流出しても， サプレッション・プ
ール水面付近に浮遊し，ストレーナに到達しないため，圧損に影響しない。

注記＊：ペデスタル（ドライウェル部）内の異物のサプレッション・プールへの異物流入経
路は別紙－２を参照。

補足 2-6

3. まとめ
以上より，重大事故等時の発生異物量評価についてまとめた結果を第５表に示す。
本発生異物量を考慮して，圧損評価を行う。
第５表 重大事故等時の発生異物量評価
異物の種類

DB

一般保温
保
温
材

SA

原子炉格納容器内に繊維質保温材を使用していないため，

0 m3

（繊維質）

補足

薄膜効果を生じることはない。
破損保温材が最大となる大破断 LOCA 時を想定し，ＤＢ時

カプセル保温m2（金属反射型）の算出方法より更に保守的に破損影響範囲内の破損影響範囲内の全ての保温材の金属箔の物量に余裕を見込んで算出している。

耐 DBA

破損塗装が最大となる大破断 LOCA 時を想定するため，

39 kg

仕様塗装

設計基準事故時と同様の評価となる。

（ジェット破損）

塗

重大事故等時は設計基準事故時よりも原子炉格納容器内

非 DBA

kg

仕様塗装
装

塗装の全剥落を想定する。
重大事故等時は設計基準事故時よりも原子炉格納容器内

耐 DBA
仕様塗装

温度が高くなるため，設計基準事故時同様，非 DBA 仕様

温度が高くなるが，重大事故等時における塗装の耐性が確－kg（SA 環境剥離）

認できていないため，保守的にドライウェル内の塗装の全剥落を想定する。

堆
積
異
物

スラッジ

89 kg

錆片

23 kg

塵土

68 kg

堆積異物は通常運転時からサプレッション・プール内に存在する異物量を想定しており，異物管理及び原子炉起動の際の原子炉格納容器内清掃・点検を実施するため，内規別
記３に示す異物を適用する。
WCAP 手法等により，Al，Zn，Fe を含有する原子炉格納容器内構造物の溶解・析出を想定する。構造物の溶解速度

化学影響生成異物－kg

が保守的となるよう，原子炉格納容器内温度が最大となる
大破断 LOCA 時注水機能喪失時の温度変化を包絡する条件とし，pH は高く維持されるものとして算出する。
原子炉格納容器環境で破損するステッカー類（流路面積を

m2

その他異物

低減させ，圧損上昇に影響するもの）について，現場調査に基づき，物量を算出する。
構造物の塗装剥落及び化学影響生成異物について考慮す

ペデスタル内構造物－

0 m2る。なお，ペデスタル内構造物自体は圧損上昇の要因とな
る異物とならない。

補足 2-7

別紙－１

重大事故等時の発生異物量算出方法について
重大事故等時において追加発生を考慮する耐 DBA 仕様塗装の塗装重量及び化学影響生
成異物の発生量は，いずれも原子炉格納容器内の構造物の表面積を基に算出している。
このため，以下では，原子炉格納容器内の構造物の表面積の算出について示したのち，
耐 DBA 仕様塗装の塗装重量及び化学影響生成異物の発生量について示す。
1. 原子炉格納容器内の構造物の表面積について
重大事故等時において新たに発生が想定される，耐 DBA 仕様塗装量及び化学影響生
成異物量の算出のため，原子炉格納容器内の構造物の表面積調査の概要及び調査結果を示す。
1.1 調査概要
原子炉格納容器内の構造物のうち，以下に該当する構造物の表面積を算出する。
調査対象を第別１－１表に示す。
第別１－１表 原子炉格納容器内の調査対象
発生異物

調査対象

耐 DBA 仕様塗装

化学影響生成異Al

物 ＊1

代表的な構造物

ドライウェル又はペデスタル

PCV 壁面・床面（ドライウェル部）に設置され機器類ており，耐 DBA 仕様塗装がさ

配管・弁類れている構造物。

架台・サポート類

アルミニウム，又は Al を含む

保温材外装板合金メッキの構造物

電線管＊2
計測器

Zn

亜鉛メッキ鋼，Zn を含む合金

グレーチング

メッキの構造物，及びジンク系

電線管＊2

塗装を使用した構造物
Fe

炭素鋼材料の構造物，亜鉛メッ

耐 DBA 仕様塗装がされキ鋼の構造物

た構造物のうち，炭素鋼
材料の構造物

注記＊1：ドライウェル又はペデスタル（ドライウェル部）に設置されている塗装された構造物については，重大事故等時において塗装の全量剥落を想定するため，下地の金属材料からの溶解を考慮する。
注記＊2：電線管に使用している Al-Zn めっきは，Al：Zn の重量比が％：であるため，全表面積を Al，Zn の重量比で按分して評価する。
補足 2-8％

1.2 表面積の算出手順抽出された対象構造物の表面積の算出に当たっては，構造図等の設計図面を用いて，以下のように算出する。構造物の表面積算出方法を第別１－２表に示す。
第別１－２表 構造物の表面積算出方法
No.
1

設備種別
PCV 関係算出方法
構造図等を用いて，構成部品単位の表面積を算出し，それらを足し合わせて設備の表面積とする。

2

配管・弁類

配管図を用いて，配管外周，配管長から配管の表面積を算出する。弁類についても配管と同様に表面積を算出する。

3

配管サポート【大口径（65A 以上）】
サポート図を用いて，配管サポートの構成部材単位の表面積を算出し，それらを足し合わせて配管サポートの表面積とする。
【小口径（50A 以下）】
配管口径ごとに設定した代表形状の配管サポートの表面積とサポート点数を掛け合わせ配管サポートの表面積とする。
代表形状の配管サポートの表面積は，構成部材単位の表面積を算出し，それらを足し合わせて算出する。
また，サポート点数は，配管図を用いて，配管長，サポート
間隔（最も短いサポート間隔を用いる）から算出する。

4

ダクト類

ダクト図を用いて，ダクト外周（折込部も外周として加算する），ダクト長さから表面積を算出する。

5

電線管

【電線管】
電線管配置図を用いて，外周，長さから表面積を算出する。
【電線管サポート】
代表形状の電線管サポートの表面積とサポート点数を掛け合わせ電線管サポートの表面積とする。
代表形状の電線管サポートの表面積は，構成部材単位の表面積を算出し，それらを足し合わせて算出する。
また，サポート点数は，電線管は位置図を用いて，電線管長，サポート間隔（最も短いサポート間隔）から算出する。

6

機器

構造図等を用いて，構成部品単位の表面積を算出し，それらを足し合わせて設備の表面積とする。

7

その他

構造図等を用いて，構成部品単位の表面積を算出し，それらを足し合わせて設備の表面積とする。
（チェーンブロック モノレール等）
補足 2-9

1.3 調査結果
ドライウェル内の構造物の表面積調査結果を第別１－３表に，ペデスタル（ドライウェル部）の構造物の表面積調査結果を第別１－４表に，サプレッション・チェンバ内の構造物の表面積調査結果を第別１－５表に示す。
第別１－３表 ドライウェル内構造物及び表面積一覧

分類
PCV 関係構造物

構造物

耐 DBA 仕様

表面積

塗装面積

(m2)

(m2)

フランジ部
ライナ円錐部
ドライウェルスプレイ管
ドライウェル上部
シヤラグ
ドライウェル下部
シヤラグ
ジェットデフレクタ
ハッチ類
ドライウェルスプレイ
サポート
原子炉遮へい壁PCV スタビライザ
RPV スタビライザ
バルクヘッドプレート
燃料交換ベローズ
ドライウェルビーム
シート
ドライウェル貫通部
貫通部保温材外装板
原子炉圧力容器基礎
ドライウェル床面
RPV 保温材外装板
グレーチングラジアルビームストラクチャ
サポートスチール

補足 2-10

溶解表面積 (m2)

Al

Zn

Fe

分類

構造物

構造物

耐 DBA 仕様

表面積

塗装面積

(m2)

(m2)

溶解表面積 (m2)Al

Zn

RPV 支持スカート内側
下鏡外面
その他構造物
配管・弁類

配管・弁
保温材外装板配管サポート大口径配管サポート
小口径配管サポート
操作架台
鉄板遮蔽

ダクト類

ダクト
ダクトサポート
ダクトドレン

電線管

電線管
電線管サポート

機器

PLR ポンプ(A)電動機(PLR ポンプ)

PLR ポンプ(B)電動機

機器

D/W クーラファン(D/W クーラ)

D/W クーラ、ファン電
動機

その他

計器類
チェーンブロックモノレール，サポート
追加サポート合計

注記＊：非 DBA 仕様塗装を使用している。物量については，第１表に示す。

補足 2-11Fe

第別１－４表 ペデスタル（ドライウェル部）内構造物及び表面積一覧

分類
PCV 関係構造物

構造物

耐 DBA 仕様

表面積

塗装面積

(m2)

(m2)

原子炉圧力容器基礎
CRD レストレントビーム
CRD レストレント
支持金具
ペデスタル床面

配管・弁類

配管・弁
保温材外装板配管サポート大口径配管サポート
小口径配管サポート

機器

プラットホーム(CRD 交換機)

グレーチング
旋回レール
プラットホーム

その他

計器類
その他
合

計

補足 2-12溶解表面積 (m2)

Al

Zn

Fe

第別１－５表 サプレッション・チェンバ内構造物及び表面積一覧
構造物
分類

構造物

表面積
(m2)

PCV 関係

サプレッション・チェン
バ
アクセスハッチ
クエンチャサポート
真空破壊弁
アクセスハッチカバー，
プラットホーム
サプレッション・チェン
バ
プラットホーム

その他

計器類
合

計

補足 2-13

塗装面積(m2)

溶解表面積 (m2)

Al

Zn

Fe

2. 重大事故等時において追加発生を考慮する耐 DBA 仕様塗装の発生量
重大事故等時には，設計基準事故時よりも高温状態が長期間維持されるが，重大事故等時における塗装の耐性が確認できていないため，追加発生を考慮する耐 DBA 仕様塗装としては，ドライウェル及びペデスタル（ドライウェル部）に設置する構造物の塗装の全量剥落を想定する。
塗装重量は，ドライウェル及びペデスタル（ドライウェル部）内の塗装されている構
造物の表面積に，塗装膜厚及び塗装密度を掛けることで算出する。
SA 環境において剥落すると想定した耐 DBA 仕様塗装の算出結果を第別１－６表に示す。
第別１－６表 耐 DBA 仕様塗装物量（SA 環境剥落分）の算出結果
構造物の全表面積＊1(m2)
耐 DBA 仕様塗装
（ドライウェル）

塗装膜厚
(mm)

塗装要領
より個別
に設定し
ている。

耐 DBA 仕様塗装
（ペデスタル）合

塗装密度(g/cm3)

塗装重量＊3(kg)＊2

計

注記＊1：原子炉格納容器内の構造物の表面積算出については，別紙に示す。
注記＊2：エポキシ系塗装の密度の代表値として 1.4 g/cm3 と設定している。
注記＊3：塗装重量の算出においては，保守的に裕度 1.1 倍を見込んで算出する。
以上より，ドライウェル及びペデスタル（ドライウェル）部に存在する塗装の全量である

kg を保守的に丸め，kg とする。

補足 2-14

3. 化学影響生成異物の発生量
化学影響生成異物の発生量は，pH 制御装置によりサプレッション・プール水に添加された水酸化ナトリウムと原子炉格納容器内に存在する構造物（Al，Zn，Fe を含むもの＊）との化学反応により生成する量を，WCAP-16530 及び JNES-SS-1004 に基づき算出する。
注記＊：原子力安全基盤機構の調査では，国内プラントは従来から化学影響の主要因と考えられているアルミニウムや断熱材の腐食に加え，炭素鋼と亜鉛メ
ッキ鋼腐食の影響が大きくなる傾向が示唆されており，JNES-SS-1004 にて提案している化学影響評価手法においても，Zn と Fe の影響を考慮することが推奨されている。
3.1 算出手順
WCAP-16530 に規定されている化学影響生成異物の発生量（析出量）の計算手順
は，原子炉格納容器内に存在する構造物（Al，Zn を含むもの）の表面積に対し，原子炉格納容器 環境条件（温度,pH）を考慮して算出した溶解速度式を掛けること
で，Al，Zn の溶解量を算出する。また，WCAP-16530 では対象外としている Feについても，Al，Zn 同様に炭素鋼の腐食速度から溶解量を算出する。
化学影響生成異物による圧損評価においては，JNES-SS-1004 より，析出物と同等の圧損影響がある圧損試験代替物（AlOOH）の量に換算し，圧損試験に用いる。
圧損評価に使用する化学影響生成異物量の算定フローを，第別１－１図に示す。

第別１－１図 化学影響生成異物量の算定フロー

補足 2-15

3.2 環境条件及び物質条件
溶解速度式の環境条件を第別１－７表に示す。また，原子炉格納容器内に存在する構造物のうち，Al，Zn，Fe を含む構造物の表面積の調査結果を第別１－８表に示す。
第別１－７表 想定する原子炉格納容器環境条件
項目

評価条件

想定シナリオ

大破断 LOCA＋ECCS 機能喪失＋SBO（代替循環冷却を使用する場合）

評価期間

事故発生から 30 日間（720 時間）＊

原子炉格納容器内温度【ドライウェル】
0～ 5hr：200 ℃
5～120hr：150 ℃
120～168hr：140 ℃
168～720hr： 60 ℃

【サプレション・プール】
0～168hr：130 ℃
168～720hr：100 ℃

S/P ス プ レ イ 水 のpH【ドライウェル】
代替循環冷却前：7（0～1.5hr 後）
代替循環冷却後：12（1.5hr 以降）【サプレッション・プール】
NaOH 注入前：5.6
NaOH 注入後：12

注記＊：事故発生から 30 日以降は，逆先等によるストレーナの性能回復が十分可能であることから，30 日時点の異物量を単一ストレーナに付着する想定は保守的である。

第別１－８表 Al,Zn,Fe を含む構造物の表面積
Al (m2)
ドライウェルペデスタル（ドライウェル部）
サプレッション・チェンバ合計

補足 2-16Zn (m2)Fe (m2)

3.3 溶解量評価
3.3.1 アルミニウム（Al）の溶解速度
Al の溶解速度式における係数を第別１－９表に示す。
第別１－９表 Al の溶解速度式における係数
元素
Al

溶解速度式

単位

RR =

mg/(m2・min)

10^[A+B(pHa)+C(1000/T)+
D(pHa)^2+E(pHa)/(1000/T)]

係数
A
B
C
D
E

3.3.2 亜鉛（Zn）の溶解速度
Zn の溶解速度式と係数を第別１－１０表に示す。
第別１－１０表 Zn の溶解速度式における係数
元素
Zn

溶解速度式

単位

RR =

mg/(m2・min)

10^[A+B(pHa)+C(1000/T)+
D(pHa)^2+E(pHa)/(1000/T)]

係数
A
B
C
D
E

3.3.3 炭素鋼（Fe）の溶解速度
炭素鋼の溶解速度は WCAP-16530 に記載されていないことから，炭素鋼の腐（40℃～200℃，純水＊
食速度の文献値＊1 である 100 mdm（mg/dm2・month）
2）を用いて溶解量を評価する。

注記＊1：E.G. Brush, W.L. Pearl, “Corrosion and Corrosion Product Release in
Neutral Feedwater”, Corrosion, 28, 129-135 (1972)
注記＊2：炭素鋼の腐食は，事故時に想定されるアルカリ環境において，純水環境よりも抑制されるが，保守的に純水における腐食速度を適用する。
丹野和夫，湊昭 “火力および BWR 発電プラントにおける腐食による障害と水処理”

補足 2-17

3.4 溶解量の評価
Al,Zn,Fe を含む構造物の表面積及び溶解速度から，各金属の溶解量を算出する。
また， WCAP-16530 及び JNES-SS-1004 に基づき，溶解した金属全てが水酸化物として析出すると想定する。各金属の溶解量及び生成することが想定される析出物を第別１－１１表に示す。
第別１－１１表 各金属の溶解量と想定される析出物
溶解速度(mg /m2・
min)

表面積
(m2)

材料

溶解量
(kg)

想定される
析出物

アルミニウム（Al）

AlOOH

亜鉛（Zn）

Zn(OH)2炭素鋼（Fe）

FeO(OH)

3.5 化学影響生成異物量の評価結果
圧損試験においては，各金属の溶解量と同等の圧損影響となるオキシ水酸化アルミ
ニウム（AlOOH）を使用するため，各金属の溶解を換算し代替物量（AlOOH 相当量）を求める。
3.5.1 代替物量評価
各金属の AlOOH への換算係数（JNES-SS-1004 規定されている換算係数）を第別１－１２表に示す。
第別１－１２表 各金属の Al への換算係数
Al への換算係数

材料
アルミニウム（Al）

1

亜鉛（Zn）

0.2

炭素鋼（Fe）

2

補足 2-18

3.5.2 化学影響生成異物量評価結果
各金属の溶解量及び圧損試験に用いる代替物量（AlOOH）の算出結果を第別
１－１３表に示す。
第別１－１３表

各金属の溶解量及び圧損試験代替物量
溶解量 (kg)

元素

化学影響生成異物量
換算係数

アルミニウム（Al）

1

亜鉛（Zn）

0.2

炭素鋼（Fe）2
合

代替物量 (kg)計

以上より，圧損評価に用いる化学影響生成異物量としては，代替物量の合計値
kg を保守的に丸めたkg とする。

補足 2-19

別紙－２

ペデスタル（ドライウェル部）から
サプレッション・プールへの異物流入経路について
ペデスタル（ドライウェル部）（以下「ペデスタル」という。）内で発生した異物のサプ
レッション・プールへの流入経路は，以下のとおりである。流入経路の概要図を第別２－１図に示す。
① 代替循環系冷却ポンプを運転する事象発生から 1.5 時間後においては，破断口から代替循環冷却系ポンプの流量（250m3/h）相当の水がペデスタルへ流入する。
② ペデスタルの水位が上昇し，人通用開口部を超えた場合，上澄みがドライウェルへ流出する。これに伴い，水面付近の比重が小さい異物がドライウェルへ移行する。
③ ドライウェルの水位が上昇し，ベント管を通じてサプレッション・チェンバへ流入するが，その流入速度が小さいため，比重が小さい異物はサプレッション・プ
ール水面に留まる。
以上より，ペデスタルからサプレッション・プールへ移行し得る比重が小さい異物は，水面付近に存在するものであり，これらの異物がサプレッション・プールへ移行したとしても，サプレッション・プール水面付近に存在することから，ストレーナへ到達する可能性は低いと考えられる。また，比重が大きい異物についてはペデスタル内に沈降し，ドラ
イウェルへ移行することはないと推測される。

補足 2-20

ドライウェル

原子炉圧力容器

人通用開口部
比重が小さいデブリ

比重が大きいデブリ②D/W へ流出③S/C へ流入*1

比重が小さいデブリのため，サプレッション・プール水面付
近に浮遊する。

ベント管

サプレッション・チェンバ
サプレッション・プール

N.W.L.

mm

ストレーナ

第別２－１図 ペデスタル内異物のサプレッション・プールへの流入経路
注 1：代替循環冷却ポンプ流量（250m3/h）とした場合の S/C への流入速度は 0.002m/s 程度となる。
〔（250m3/h／3600）／（π／4×0.5972×108 本）＝0.002297m/s→ 0.002m/s〕

補足 2-21

補足 3-1

ストレーナの異物付着による圧損試験
【詳細は，添付１「非常用炉心冷却系ストレーナの重大事事故等時圧損試験要領について」参照】

2018 年 6 月 11 日～15 日

試験実施時期等について（内規）（平成 20 年 2 月 27 日付け平成 20・02・12 原院第 5 号」
（以下「内規」という。
）

円錐支持ディスク形ストレーナ（アメリカ GE 社製）

形式

ECCS ストレーナについてして低圧損とすることができる。

により，ストレーナ中心部での流速が一定に保たれ，全体と・円錐形の内筒の採用とディスク内径が軸方向で異なる構造・ディスクを積層させることで，表面積を増加させている。

(2) 構造と特徴(1)2.

図 1 ECCS ストレーナの圧損上昇の評価の手順

図 2 GE 社製ストレーナ

to Support GSI-191」（Westinghouse WCAP-16530-NP（以下「WCAP」という。）に基づいて算出する。

＊1：化学影響生成異物は，Evaluation of Post-Accident Chemical Effects in Containment Sump Fluids

b. NUREG/CR-6808 式を用いて，金属反射型保温材による圧損上昇値を算出する。

て得られた圧損試験結果等を代入），異物による圧損上昇値を算出する。

a. NEDO-32721 式を用いて（金属反射型保温材を含む実機プラントの異物条件等を模擬し(4) 異物付着による圧損上昇の評価

化学影響生成異物＊1）の ECCS 水源への移行量を評価する。

破損保温以外の原子炉格納容器内の異物（塗装，堆積異物，その他異物及び(3) 破損保温材以外の異物の ECCS 水源への移行量評価

破損保温材量を基に，ECCS 水源への移行量を評価する。

(2) 破損保温材の ECCS 水源への移行量評価

保温材の破損量を評価する。

原子炉格納容器内の冷却材配管の破断による破損影響範囲内（以下「ZOI」という。）の(1) 保温材の破損量評価

深さ

直径

主要仕様

図 4 試験用ストレーナ

本資料のうち，枠囲みの内容は，営業秘密又は防護上の観点から公開できません。

ディスク間ギャップ

プレート穴ピッチ

プレート穴径ストレーナ直径

ポンプ能力

プール容量

プール寸法

項目

表 1 試験装置の主要仕様

図 3 試験概要図

想定する異物量を考慮して，一部閉止処理（マスキング）を行っている（図 4 参照）。

重大事故等時の圧損試験装置を図 3 に，主要仕様を表 1 に示す。試験用ストレーナの表面積は，(3) 試験装置の概要

当社社員

試験立合者

を参考に，ECCS ストレーナの圧損上昇の評価を行う。具体的な評価の手順を図 1 に示す。

米国（ニュージャージー州）

試験実施場所と原子炉格納容器内構造物等との化学反応により新たに発生する異物（以下，「化学影響生成異物」と(2) 試験実施場所，試験立合者及び試験実施時期

実施し，d 値（繊維質間距離)を求め，圧損評価式に基づき圧損上昇の評価を行う。

GE 社製ストレーナの実機プラント条件（デブリ条件）での実機模擬ストレーナを用いた圧損試験を(1) 試験の目的3.

いう。
）についても想定し，「非常用炉心冷却設備又は格納容器熱除去設備に係るろ過装置の性能評価に付着することに加え，サプレッション・プールの pH 制御のために注入する水酸化ナトリウム水溶液

ョン・プール（以下「S/P」という。）へ流入，代替循環冷却系ポンプの吸込流により ECCS ストレーナ

却材により破損した保温材等がドライウェル（以下「D/W」という。
）から ECCS 水源であるサプレッシ

炉格納容器内の冷却材配管の両端破断による原子炉冷却材喪失事象を想定し，破断口から流出した冷重大事故等時の非常用炉心冷却系（以下「ECCS」という。
）ストレーナの圧損評価においては，原子1. 非常用炉心冷却系ストレーナの異物付着による圧損上昇について

非常用炉心冷却系ストレーナの重大事故等時圧損試験について

補足 3

補足 3-2

重大事故等における各事象（有効性評価の事故シーケンスグループ）のうち，大破断 LOCA 時

流量条件

重大事故等時において考慮する異物の種類及び量は，東海第二発電所の状況調査に基づき，デブリ条件

残留熱除去系ポンプ

0.708

500.0

89

（kg）

ｽﾗｯｼﾞ

39

（kg）

(ジェット破損)

料片
塵土
確認）

（耐性未

塗料片

23

68

350

（kg） （kg） （kg）

錆片

非 DBA

3,500

（kg）

考慮）

（SA 時

塗料片

耐 DBA

6,200

（kg）

ALOOH

異物

響生成

化学影

SA 時発生デブリ

表 4 圧損試験条件

（m2）

（m3）

0

（kg）

0.0095

0

射型

ｶﾙｼｳﾑ

温材

金属反

ｹｲ酸

1.186

（kg）

ｽﾗｯｼﾞ

0.52

（kg）

(ジェット破損)

塗料片

耐 DBA
塵土
確認）

（耐性未

塗料片

非 DBA

0.307

0.906

1.594

（kg） （kg） （kg）

錆片

DBA 時（或いは SA 時）発生デブリ

繊維質保

示す。

0.467

（kg）

考慮）

（SA 時

塗料片

耐 DBA

32.56

（kg）

ALOOH

異物

響生成

化学影

SA 時発生デブリ

率（スケーリング比），D/W から S/P への移行割合等を考慮し設定している。試験条件を表 4 に実機デブリ条件を模擬した圧損試験条件は，試験用ストレーナと実機ストレーナの表面積比(5) 試験条件

価は，繊維質ゼロでは評価できないため，繊維質ゼロ相当として繊維質厚さ 0.3mm で試験を実施した。

＊1：東海第二発電所では，原子炉格納容器内の繊維質保温材を全て撤去しているが，NEDO 式を用いる圧損評

0

（m2）

（m3）

（kg）

＊1

射型

ｼｳﾑ

温材

金属反

ｹｲ酸ｶﾙ

繊維質保

耐 DBA 塗DBA 時（或いは SA 時）発生デブリ

表 3 実機デブリ条件（ストレーナ 2 個に付着するデブリ量）

内規を参考に設定している。実機のデブリ条件を表 3 に示す。

b.

1691.9（m3／h）＊1

代替循環冷却系ポンプ＊1：流量が大きいポンプを流量条件とした。

流量250（m3／h）

系統設備

表 2 ECCS ストレーナを通過する流量

残留熱除去系ポンプの定格流量（1691.9m3／h）を用いる。

による圧損上昇評価に用いる ECCS ストレーナを通過する流量としては，ストレーナを兼用する

運転時の通水流量は，250m3／h であるが，保守的な試験となるように，ストレーナの異物付着

注水機能喪失時に S/P を水源として運転を行うポンプは，代替循環冷却系ポンプである。そのa.

(4) 実機プラント条件
m となる。

考慮するデブリの種類

金属反射型保温材

装片，錆片，塵土

繊維質保温材，ケイ酸カルシウム，スラッジ，塗0.05（m）

合計った。

本資料のうち，枠囲みの内容は，商業機密あるいは防護上の観点から公開できません

圧損試験の結果，異物による有意な圧損上昇は確認されず，圧損上昇の最大値は 0.05m 程度であ5. まとめ0.04（m）

繊維質，粒子状の異物及び化学影響生成異物による圧損上昇※：各異物による圧損上昇結果は小数点以下第 3 位を四捨五入した結果を示す。

0.01（m）

代替循環冷却系ポンプ
金属反射型保温材による圧損上昇

表 6 圧損上昇の評価結果

ECCS ストレーナの異物付着による圧損値は表 6 に示すとおりである。

金属反射型保温材，繊維質，粒子状の異物及び化学影響生成異物による圧損値を合計した結果，(2) 圧損上昇評価結果

NUREG/CR－6808

NEDO－32721

適用する圧損評価式

表 5 適用する圧損評価式

圧損上昇評価は，考慮するデブリの種類に応じ表 5 の評価式を採用して行う。

(1) 圧損評価式

4. 圧損評価式及び圧損上昇評価結果

図 5 圧損試験結果

なお，圧損の静定に十分な試験時間であることから，試験の再現性はあると考えられる。

間距離）は，

圧損試験結果を図 5 に示す。この結果より NEDO-32721 評価式に基づき算出された d 値（繊維質(6) 試験結果

非常用炉心冷却系ストレーナの重大事故等時圧損試験について添付 1

非常用炉心冷却系ストレーナの重大事故等時圧損試験要領について

１．試験目的GE 社製ストレーナの実機プラント条件（デブリ条件）での実機模擬ストレーナを用いた圧損試験を実施し，d 値（繊維質間距離)を求め，圧損評価式に基づき圧損上昇の評価を行う。
２．試験条件（１）流量条件
重大事故等における各事象（有効性評価の事故シーケンスグループ）のうち，大破
断 LOCA 時注水機能喪失時に S/P を水源として運転を行うポンプは，代替循環冷却系
m3／h である。

ポンプであり，その運転時の通水流量は

保守的な試験となるように，段階的に流量を増加させ，ストレーナを兼用する残留m3／h）を目標とする。

熱除去系ポンプの定格流量（
残留熱除去系ポンプの定格流量（m3／h）の場合の試験流量は，表 2 に示す

流量のスケーリング比から表 1 のとおりとなる。
表 1 試験流量（残留熱除去系ポンプ流量の場合）
試験条件
流量

算出方法

(GPM)

表 2 流量のスケーリング比
流量のスケーリング比(側面積比から設定)

基準面積＊

残留熱除去系
注記＊ 試験装置側面積

÷実機側面積＝（２）デブリの条件① デブリ量試験装置に投入するデブリ量は，重大事故等時において考慮する異物の種類及び量の状況調査に基づき，内規を参考に設定した物量と表 4 に示すデブリのスケーリング比から算出する。
D/W から S/P への移行割合及び S/C からストレーナへの移行割合はいずれも 100％とする。
試験装置に投入するデブリ量は，表 3 のとおりとなる。

補足 3-3

表 3 試験装置に投入するデブリ量
試験条件
繊維質保温材

(g)

金属反射型

(m2)

スラッジ

(g)

耐 DBA 仕様塗装
(ジェット破損)

(g)

錆片

(g)

塵土

(g)

非 DBA 仕様塗装
(耐性未確認)
耐 DBA 仕様塗装
(SA 時剥落)
化学影響生成異物
ALOOH

算出方法

(g)
(g)
(g)

注記＊1 非 DBA 仕様塗装の模擬材料として使用するシリコンカーバイド粉末と，非DBA 仕様塗装の体積が等価となるよう，密度比で補正する。

表 4 デブリのスケーリング比
デブリのスケーリング比(表面積比から設定)

基準面積
＊2

残留熱除去系
注記＊2 試験装置表面積

÷実機表面積補足 3-4＝

② デブリサイズ
試験装置に投入するデブリのうち設計基準事故時に想定しているデブリについて
は，これまでと同様に米国原子力規制委員会の規制（NUREG）等を参考としたサイズとしている。また，重大事故等時の発生異物として新たに想定する耐 DBA 仕様塗装
（SA 時剥落）のデブリについては，既工認で想定した耐 DBA 仕様塗装（ジェット破損）と同等のサイズとしている。
各デブリのサイズとその根拠を表 5 に示す。
表 5 デブリのサイズ
サイズ
金属反射型保温材

繊維質保温材

サイズの根拠NUREG/CR-6808

シュレッダーで細かく裁断した
ロックウール

内規＊ 別記 2

スラッジ

NUREG/CR-6224

塵土NEDO-32686-A

錆片

NEDO-32686-A

耐 DBA 仕様塗装

NEDO-32686-A(ジェット破損)
非 DBA 仕様塗装

Supplement Response to(耐性未確認)Generic Letter 2004-02

耐 DBA 仕様塗装

NEDO-32686-A(SA 時剥落)
化学影響生成異物（ALOOH）

WCAP 手法に従い合成した ALOOH

WCAP-16530-NP
JNES-SS-1004

注記＊ 「非常用炉心冷却設備又は格納容器熱除去設備に係るろ過装置の性能評価等について(内規)（平成 20 年 2 月 27 日付け平成 20・02・12 原院第 5号）」

補足 3-5

（３）試験装置① 装置の仕様
圧損試験装置は，大型化取替工認時と同じモジュール試験装置とし，概要図を図
1 に，仕様を表 6 に示す。

図 1 モジュール試験装置概要図（左：系統概要図

右：ストレーナ写真）

表 6 モジュール試験装置の仕様
直径

プール寸法

深さ

プール容量
ポンプ最大接続個数

1台

ポンプ能力
ストレーナ直径
プレート穴径
プレート穴ピッチ
ディスク間ギャップ
評価用表面積評価用側面積試験プールからｽﾄﾚｰﾅ下端までの距離
撹拌機

箇所設置

補足 3-6

② ストレーナのマスキング
a.マスキング領域
現状使用可能な試験プールの最大水量はであるため，投入可能な ALOOH 溶液試験を実施するための最小水量ははであり，ストレーナの圧損となる。

実機条件での ALOOH は)の表面積比はft2）と試験装置（(kg) であり，実機（であることから，試験装置に投入する ALOOH は(kg)となる。

一方，試験で投入できる ALOOH 溶液の濃度上限は(g/ )であることから，濃度上限値とした時の試験装置に投入する ALOOH 溶液は(g)÷

(g/ )＝

である。
投入可能な ALOOH 溶液はであり，全量を投入するために，ストレー

ナの表面積をさらに縮小する必要がある。
その縮小の割合は，／＝→1／8 となる。

このため，以下のとおりストレーナをマスキングする。
・ストレーナの表面積 = 現状表面積×

=

ft2 ×

・ストレーナの側面積 = 現状側面積×

=

ft2 ×

マスキングにより，試験水量比は実機水量比に比べて小さくなり，異物濃度は，実機以上となる。
・試験水量比（ｽﾄﾚｰﾅ単位面積当たり）
：

m3/m2

・実機水量比（ｽﾄﾚｰﾅ単位面積当たり）
：

m3/m2

b.マスキング方向
マスキング方向は，実機における異物の付着状況を模擬できる下向きから吸込むよう実施する＊。装置内のプール水戻り配管の撹拌効果及びストレーナ設置
位置とプール底面の距離を実機より短くすることで，ストレーナへの異物の移行効果を高める構成とする。
注記＊ 上向きとした場合，マスキングによりフィルタ部が上向きのポケッ
ト状になることから，実機においてはサプレッション・プール底部に落下するフィルタ部に付着しない異物についても，ポケット内に保持され過度の保守性を持った評価となる可能性がある。

補足 3-7

図 2 マスキング概要③ ストレーナ表面積
実機ストレーナ基準面積を表 7 に示す。
圧損試験で考慮するストレーナの基準面積，ストレーナ基準側面積は，下記の式で算出する。
・ストレーナ基準表面積＝(有効表面積)－(その他異物（ステッカー類）付着面積)×0.75
＝

－

m2

×0.75 ＝・ストレーナ基準側面積
＝

×

m2

×π＝

ft2

÷0.0929(単位換算) ＝

表 7 ストレーナ 1 個あたりの面積
その他異物
系統

有効表面積

（ステッカー

ストレーナ

ストレーナ

類）

基準表面積

基準側面積

付着面積
残留熱除去系

m2

m2

補足 3-8

m2
(

ft2)

m2
(

ft2)

④ ストレーナ接近流速
接近流速は，以下の様に定義される。
U(m/s) ＝ Q/(π D L)
ここで，
Q：流量 (m3/s)，D：ストレーナ直径 (m)，L：圧損評価長さ (m)接近流速を算出するための D, L について，実機ストレーナを図 3 に示す。
今回マスキングする試験装置の接近流速算出は，実機ストレーナと同様に試験装置のストレーナ直径と圧損評価長さから算出する。
・実機ストレーナ接近流速
＝

）/

m/s

＝

・試験装置側面積
＝

×π ＝

×

・試験装置側面の接近流速
＝

＊

/（

＝

注記＊

図 3 実機ストレーナ

補足 3-9＝m/s

⑤ 測定計器試験に使用する測定計器を表 8 に示す。
表 8 計測装置の仕様
測定項目

使用計器(型式)流

量 (GPM)

電磁流量計

圧

損 (in H2O)

差圧変換機

水

温 (°F)

熱電対

データーシート＊ に記録。
測定間隔

注記＊ データーシートの書式を様式 1 に示す。

補足 3-10

測定範囲

P1：
P2：

３．試験要領（１）試験手順① 異物の準備として，繊維質保温材，耐 DBA 仕様塗装(ジェット破損)，耐 DBA 仕様
塗装（SA 時剥落)を水に 時間浸す。
② プール内に通常水位まで水を張り，ヒーターを用いて水温を所定の温度（℃）

まで上げる。
③ プール内の水を ALOOH 作成用として，ミキシングタンク④ ポンプを起動し，に移す。

GPM＊1 の流量で安定させた後，攪拌機の運転を開始しクリーン

圧損を測定する。
m3/h÷ 台×

注記＊1

(流量スケーリング比)×(単位換算)＝⑤ 異物を以下の順序で順次投入する。
デブリ投入前の攪拌機運転状態とデブリ投入中，プール内に水中カメラを投入してプール水中の撹拌状態を確認する。
ただし，スラッジ等を投入後にプール内の視認性が著しく低下した場合には，ス
ラッジ投入初期の撹拌状態により撹拌できていることを判断する。
・金属反射型保温材
・繊維質保温材
・スラッジ
・塵土
・錆片
・耐 DBA 仕様塗装(ジェット破損)
・非 DBA 仕様塗装(耐性未確認)
・耐 DBA 仕様塗装（SA 時剥落)

補足 3-11

⑥ 測定(a) 「 ×(ターンオーバー時間)」までは分毎に圧損，流量及び水温を記録し，水面に浮遊するデブリの変化や透明度の変化が観察されたときに写真撮影を実施する。
(b) 「 ×(ターンオーバー時間)」以降は 5 分毎に圧損，流量及び水温を記録し，水面に浮遊するデブリの変化や透明度の変化が観察されたときに写真撮影を実
施する。
(c)

分間平均の圧損変化率が落ち着く（

分間の圧損変化が測定値の ％以下となる）まで圧損値を確認する。
なお，測定値の ％以下が測定計器の測定限界値以下の場合には，「 ×(ター
ンオーバー時間)」経過した時点で圧損が静定したものとみなす。
⑦ 流量を増加して，

GPM で安定させる。

以後，⑥ (a）～(c)と同じ。
⑧ 化学影響生成異物を投入する。
以後，⑥ (a）～(c)と同じ。(ALOOH 溶液は, WCAP-16530-NP-A に基づいて作成)⑨ 攪拌機を停止後, ポンプを停止し試験を終了する。

図 4 デブリ投入位置（試験プール平面図）

補足 3-12

（２）実機ストレーナの圧損算出方法
下記 2 種類の方法にて実機ストレーナの圧損を算出し，保守的な方を採用する(Hsa1 ，Hsa2 の大きい方)。
① 初めに，ALOOH 投入直前の圧損試験結果(圧損 h1) 及び d 値{インターファイバー
ディスタンス＊}を用いて実機圧損(H1)を算出する。
次に，ALOOH 投入後の圧損試験結果(ALOOH 投入による圧損上昇分 h3)を H1 加算して SA 時の実機圧損(Hsa1)を算出する。
Hsa1＝H1＋h3 ，ここに h3＝h2－h1(図 5 参照)② ALOOH 投入後の圧損試験結果(圧損 h2)，及び d 値を用いて SA 時の実機圧損(Hsa2)を算出する。
注記＊

インターファイバーディスタンスは，繊維質間の水が通過できるスペース（距離）であり，実機模擬試験により求めた値である。

図 5 圧損試験結果の概要

補足 3-13

様式 1

補足 3-14

補足 4

重大事故等時圧損試験における保守性について

GE 社製ストレーナの圧損試験の条件は，以下の保守性を有している。
（１）重大事故等時における異物量①

繊維質保温材
非常用炉心冷却系ストレーナ設計において，圧損上昇評価は圧損上昇の効果として大きな影響のある繊維質保温材の付着を前提条件としている。現状，原子炉格納容
器内の繊維質保温材は，全て撤去しており，SA 環境における実力を把握するうえでは必ずしも考慮する必要はないと考えるが，本圧損試験では繊維質保温材の付着を見込んだ試験条件とする。

② 耐 DBA 仕様塗装
耐 DBA 仕様塗装は，DBA 環境（温度条件：171℃×1 時間＋121℃×72 時間＋93℃
×96 時間）における耐性が確認された塗料であるものの，照射線量が高く，高温状態が長時間継続する SA 環境における耐性の不確かさを考慮し，ドライウェル及びペデ
スタル内の耐 DBA 仕様塗装は全て剥落するものとして物量を算定している。なお，
現実的には耐 DBA 仕様塗装が事象初期（LOCA 発生直後のブローダウン過程）において剥落するとは考えられず，後述するサプレッション・チェンバへの移行タイミン
グ・移行量ともに保守的な試験条件とする。
③

異物量
重大事故等時に想定する異物量は，計算値に対し下記の余裕をみて設定している。
【異物量(計算値)】④

繊維質保温材：0(m3)

金属反射型保温材

：

【異物量】
⇒

(m2)

⇒

(m2)

非 DBA 仕様塗装（耐性未確認） ：

(kg)

⇒

(kg)

耐 DBA 仕様塗装（SA 時剥離分）
：

(kg)

⇒

(kg)

化学影響生成異物（AlOOH）

(kg)

⇒

(kg)

：

化学影響生成異物
溶解する構造物については，WCAP-16530 に規定されている Al，Zn に加えて，
WCAP-16530 では対象外としている Fe についても化学影響生成異物の生成に寄与するものとして考慮している。
Al，Zn の溶解速度式は，pH，温度の関数であるが，原子炉格納容器内温度が最大となる大破断 LOCA 時注水機能喪失時の原子炉格納容器温度（有効性評価における解析値）に余裕を見込んだ温度とし，pH 制御装置運転後は，高 pH（pH＝12）を維持するものとしている。

補足 4－1

（２）異物の移行量
BWR のストレーナへ到達する異物は，以下の過程を経て移行すると想定される。
ａ．LOCA 発生に伴い破断口から流出した原子炉冷却材がジェット流として噴出し，破断流の影響範囲（ZOI）にある保温材，塗膜片が破損飛散する。
ｂ．LOCA ブローダウン過程および，その後の原子炉格納容器スプレイにより飛散した異物等が洗い流され，原子炉冷却材やスプレイ水等と共にベント管を通じてサ
プレッション・チェンバへ流入する。
ｃ．サプレッション・チェンバ内の初期の過程においては LOCA 時のブローダウン
過程により撹拌されている状況であり，サプレッション・チェンバに流入した異物は，LOCA 後速やかに起動した ECCS ストレーナに吸引され表面に付着する。
重大事故時においては，・耐 DBA 仕様塗装が LOCA 事象初期に全量剥離することは現実的には考えられず，
実際には上記のａ．～ｃ．の過程の後，照射線量，高温状態が長時間継続することで徐々に剥離し，一部がスプレイ水とともにサプレッション・チェンバへ流入すると想定され，さらにはサプレッション・チェンバ内の流況は上記のｃ．と比較して静定している状況と考えられる。
・また，その他の保温材等の異物についても，代替循環冷却系ポンプの使用開始は，事象発生後 90 分後であり，その段階におけるサプレッション・チェンバ内の流況は，上記のｃ．と比較して静定している状況であり，ブローダウン過程において流入した異物は，サプレッション・チェンバ底部に沈降している状況が想定される。
なお，BWR のストレーナはサプレッション・チェンバ底面からストレーナ下端までの約mm，に沈降した異物が再浮遊するとは考えられない。

しかしながら本試験条件の前提としては，重大事故等時の異物の想定として，サプレッ
ション・チェンバ流入後の想定として，経路上での沈降等を考慮せず，全量ストレーナに到達するとしている（ドライウェルからサプレッション・チェンバへの移行割合及びサプレッション・チェンバからストレーナへの移行割合はいずれも 100％としている）。
（３）圧損試験における保守性①

試験流量
重大事故等における各事象（有効性評価の事故シーケンスグループ）のうち，大破
断 LOCA 時注水機能喪失時にサプレッション・チェンバを水源として運転する代替

循環冷却系ポンプの通水流量は，250m3/h である。
これに対して，圧損試験時には，ストレーナを兼用する残留熱除去系ポンプの定格
流量（1691.9m3/h）までをも考慮した代替循環冷却系ポンプの約 6.5 倍の試験流量としている。
なお，重大事故時において，ストレーナの圧損上昇が確認された場合には，逆洗等の措置により機能の回復が期待できるが，本試験は連続通水の条件にて実施する。

補足 4－2

②

試験水量
圧損試験における水量は，異物濃度が実機で想定している異物濃度を下回らない
ように，ストレーナ表面積あたりの水量を少なくしている。
試験水量比（ストレーナ単位面積当たり）
：

m3/m2

実機水量比（ストレーナ単位面積当たり）：105.5 m3/m2③

温度条件
圧損試験に用いる ECCS 水源の水温は，既工事計画書同様，原子炉設置変更許可

申請書添付書類十におけるサプレッション・チェンバ水温解析結果である最低温度（約 50℃）に対して保守的により低い④℃としている。

ストレーナ高さ試験装置のストレーナ取付け高さは，実機のサプレッション・チェンバ底面からス
トレーナ下端までの約下端までの約mm と約mm であるのに対して，試験プール底面からストレーナの高さとしている。

試験装置のストレーナ下端が底面に近い位置となっているため，サプレッション・
チェンバ底面近傍に存在するデブリがストレーナに吸込み易い条件となっている。
－ 以上 －

補足 4－3

補足 5-1

H3：異物付着による圧損上昇けるストレーナ圧損

H2：異物付着なしの状態におH1：ポンプ吸込配管圧損

Hs：吸込揚程

対圧力

Ha：吸込み液面に作用する絶

項目

記載内容

値

m としている。

m（サプレッション・プールの最低水位）mm に設定する。

m となる。

1m

m

m としている。

m

h

ρ g

，U＝

(m)

（ft/s），ｔ＝

μ U t

ρ g d2

ここで，

h＝

Kh ＝

(m)

ここで算出されたｄ値に基づき，事故時の環境を想定した圧損評価を実施している。

g ＝32.2(ft/s2)，Kh ＝h＝＝(ft) ，μ＝

Kh

μ U t

ここで，

d ＝

・繊維質異物，粒子状異物付着による圧損

NEDO-32721 式における d 値は，ストレーナ圧損試験結果から下式にて求める。

＊：PCV 内の繊維質保温材はすべて撤去しているため考慮する必要はないが，試験装置の制約上合計値である●粒子状の異物＊ 及び化学影響生成異物による圧損上昇：●金属保温異物による圧損上昇：(ft) ，ρ＝mm 相当の繊維質を考慮し，NEDO-32721 式より算出している。

異物付着による圧損上昇は，以下の数値を合計して求める。 [算出条件：残留熱除去系ポンプの評価流量(1691.9m3/h）を使用]●ストレーナ本体部圧損：

異物付着なしの状態におけるストレーナ圧損を，以下に示す。[算出条件：残留熱除去系ポンプの評価流量(1691.9m3/h）を使用]

損計算上で考慮する必要はない。

注記＊：サプレッション・プールから代替循環冷却系ポンプの吸込配管は，単独取水する配管構成となっているため，他の非常用炉心冷却設備のポンプの運転流量を圧ポンプ吸込配管中の圧力損失水頭は，圧損合計値より●代替循環冷却系ポンプ：250m3/h×1 台

この場合，サプレッション・プールから代替循環冷却系ポンプまでの配管及び弁類圧損の合計値は，サプレッション・プールから代替循環冷却系ポンプまでの配管及び弁類圧損は，代替循環冷却系ポンプが以下の流量＊で運転することを想定する。

●ポンプの吸込み口高さ：

水源の E.L.としては，サプレッション・プールの低水位管理値を保守的に丸めた値とした。

●水源の E.L.：

静水頭は，以下の差分

m としている。

根拠

代替循環冷却系ポンプ（評価流量：250m3/h）

保守的に吸込み液面に作用する絶対圧力は大気圧とし，(1) 代替循環冷却系ポンプの有効吸込水頭について

1. 圧力低減設備その他の安全設備のポンプ

補足 5

必要 NPSH(Ha+Hs －H1－H2－H3－hs)

有効 NPSH

蒸気圧水頭

hs：ポンプ吸込口における飽和

7.0m

8.8m

4.8m

(m)，μ＝

-

＝
（m）

(m)

，U＝

m

m としている。

(m/s)，ｔ＝(m2)，ρ＝

有効 NPSH：m＞必要 NPSH：

m以上の計算結果より，有効 NPSH と必要 NPSH との関係は以下のとおりとなり，必要 NPSH が確保されることからポンプ運転状態として問題ない結果となる。

代替循環冷却系ポンプ運転流量 250m3/h における必要 NPSH としてポンプ性能より設定している。

＝＝

有効 NPSH＝Ha＋Hs－H1－H2－hs

有効 NPSH は，以下の計算式により算出している。

代替循環冷却系ポンプの最高使用温度 80℃における飽和蒸気圧力として，（m）h2：AlOOH 投入が完了し静定後の圧損＝
h3：化学影響生成異物（AlOOH）の付着による圧損上昇（m）

h1：AlOOH 投入直前の圧損＝

ここで，

h3＝h2-h1＝

・化学影響生成異物による圧損

g＝9.80665(m/s2)，Kh＝d＝

補足 5-2

記載内容

m としている。
m（代替淡水貯槽の最低水位）m としている。

m

m に設定する。

m

m となる。

m としている。

有効 NPSH：m＞必要 NPSH：

m以上の計算結果より，有効 NPSH と必要 NPSH との関係は以下のとおりとなり，必要 NPSH が確保されることからポンプ運転状態として問題ない結果となる。

常設低圧代替注水系ポンプ運転流量 200m3/h における必要 NPSH としてポンプ性能より設定している。

＝＝

有効 NPSH は，以下の計算式により算出している。

水源である代替淡水貯槽の最高使用温度が 66℃であるため，66℃における飽和蒸気圧力

ポンプ吸込配管中の圧力損失水頭は，圧損合計値より●原子炉隔離時冷却系ポンプ：200m3/h×1 台

この場合，代替淡水貯槽から常設低圧代替注入系ポンプまでの配管及び弁類圧損の合計値は，評価上，代替淡水貯槽から常設低圧代替注水系ポンプまでの配管及び弁類圧損は，常設低圧代替注入系ポンプが以下の最大流量＊で運転することを想定する。

管及び弁類圧損は，水源となる代替淡水貯槽からポンプ入口までの配管及び弁類圧損とする。

●ポンプの吸込み口高さ：EL.

水源の E.L.としては，代替淡水貯槽の異常低水位（ポンプ自動停止水位とする）とした。

●水源の E.L.：

静水頭は，以下の差分(Ha+Hs－H1－hs)

必要 NPSH

根拠水源である代替淡水貯槽は大気開放であるため，吸込み液面に作用する絶対圧力は大気圧

有効 NPSH＝H0+H1－H2－H3－H4

値

常設低圧代替注水系ポンプ（評価流量：200m3/h）

有効 NPSH

和蒸気圧水頭hs：ポンプ吸込口における飽H1：ポンプ吸込配管圧損

Hs：吸込揚程

対圧力

Ha：吸込み液面に作用する絶項目(2) 常設低圧代替注水系ポンプの有効吸込水頭について