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柏崎刈羽原子力発電所6号及び7号炉審査資料
資料番号
KK67-0090 改19-1
提出年月日
平成29年7月3日

柏崎刈羽原子力発電所 6号及び7号炉

設計基準対象施設について（6月16日提出時落丁部分）

平成29年7月
東京電力ホールディングス株式会社

別紙３
原子炉格納容器内火災時の想定事象と対応について
1.

はじめに原子炉起動中の窒素ガス置換（原子炉格納容器内酸素濃度 1％以下）が完了していない時期において，原子炉格納容器内で発生する火災により，保守的に原子炉の安全機能が全喪失した場合において，原子炉の高温停止及び低温停止を達成し維持することが可能な否か確認する。
2.

原子炉格納容器内火災による影響の想定
起動時の原子炉格納容器内の火災による影響を以下の通り想定する。
(1) 火災発生は，原子炉起動中において窒素ガス置換されていない期間である「制御棒引き抜き」から「原子炉格納容器内点検終了」（以下「起動～原子炉格納容器内点検終了」という。）及び「点検終了後」から「窒素ガス置換完了」（以下「原子炉格納容器内点検終了～窒素ガス置換完了）という。）までの期間に発生すると想定する。
(2) 火災源は，油内包機器である主蒸気内側隔離弁 4 台のうち，いずれかの弁の単一火災を想定する。
(3) 油内包機器である原子炉圧力容器下部作業用機器（再循環ポンプ取扱装置及び制御棒駆動機構取扱装置）については，原子炉起動を含め使用していないときは電源を遮断することから，原子炉起動中の火災発生を想定しない。
(4) 主蒸気内側隔離弁の内包する潤滑油火災は，主蒸気内側隔離弁駆動部及び駆動部から漏えいした潤滑油が溜る堰の双方で発生するものとする。
(5) 原子炉格納容器内に設置している逃がし安全弁などの主要な材料は金属製であること，及び原子炉格納容器内に敷設しているケーブルは実証試験により自己消火性，延焼性を確認した難燃ケーブルを使用していることから，火災の進展は時間経過とともに徐々に原子炉格納容器全域に及ぶものとする。
(6) 空気作動弁は，電磁弁に接続される制御ケーブルが火災により断線，フェイル動作するものとする。
(7) 電動弁は，火災影響により接続するケーブルが断線し，作動させることが出来ないが，火災発生時の開度を維持するものとする。
(8) 原子炉格納容器内の監視計器は，「同一パラメータを監視する複数の計器が配置上分離されて設置されていること」，及び「火災が時間経過とともに進展すること」を考慮し，火災発生直後は全監視計器が同時に機能喪失- ８条-別添 1-資料 8-63 -するとは想定しないが，火災の進展に伴い監視計器が全て機能喪失するものとする。
3.

原子炉の高温停止及び低温停止の達成，維持について
3.1 起動～原子炉格納容器点検終了(1) 高温停止の達成
原子炉起動中において窒素ガス置換されていない期間である「起動～原子炉格納容器内点検終了」までの期間（約 18 時間）については，主蒸気内側隔離弁は”開”状態（第 8-18 図）となっているが，主蒸気内側隔離弁の火災により主蒸気内側隔離弁の閉止が想定されることから，原子炉停止系（制御棒及び制御棒駆動系（スクラム機能））による緊急停止操作が要求される。このうち，制御棒駆動機構は金属等の不燃性材料で構成する機械品であるため，火災による機能喪失は考えにくく，火災によって原子炉の緊急停止機能に影響が及ぶおそれはない。
スクラム機能が要求される制御棒駆動水圧系水圧制御ユニットについて
は，当該ユニットのアキュムレータ，窒素ガス容器，スクラム弁・スクラム
パイロット弁は，原子炉格納容器とは別の火災区域に設置されているため，主蒸気内側隔離弁の火災の影響はない。当該ユニットの原子炉格納容器内の配管は金属等の不燃性材料で構成する機械品であるため，火災による機能喪失は考えにくい。（第 8-19 図）
以上より，主蒸気内側隔離弁の火災を想定しても原子炉の高温停止を達成することは可能である。
(2) 低温停止の達成，維持
低温停止の達成，維持については，原子炉停止後の除熱機能に該当する系
統として，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）（第 8-20 図），高圧炉心注水系（第 8-21 図），原子炉隔離時冷却系（第 8-22 図），逃がし安全弁（手動逃がし機能），自動減圧系（手動逃がし機能）（第 8-18 図）が必要となる。これらの系統のうち，ポンプについては，電源ケーブルを含め原子炉格納容器とは別の火災区域に設置されているため，主蒸気内側隔離弁の火災の影響はないが，原子炉格納容器内に設置されている電動弁，電磁弁については，電源ケーブル，制御ケーブルが火災の進展により機能喪失すると電動弁，電磁弁等も機能喪失することとなる。
しかしながら，起動～原子炉格納容器点検終了までの間は，原子炉格納容器内には窒素ガスが封入されていないことから，火災発生を確認した時点で緊急停止操作を行うとともに初期消火要員が原子炉格納容器所員用エアロック室に急行（10 分以内）し，火災影響が及んでいない起動領域モニタ- ８条-別添 1-資料 8-64 -(SRNM)で未臨界状態を確認した後に，所員用エアロックを開放（10 分以内）し原子炉格納容器内に入り消火活動を行うことは可能である。
よって，原子炉格納容器内の電動弁及び電磁弁について，主蒸気内側隔離弁の火災影響により全て機能喪失したとしても，原子炉格納容器内に設置された残留熱除去系停止時冷却内側隔離弁（E11-MO-F010A,B,C：通常閉）にアクセスして手動開操作を行うことが可能であることから，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による原子炉の低温停止の達成，維持は可能である。
3.2 原子炉格納容器内点検終了～窒素ガス置換完了
原子炉起動中かつ窒素ガス置換を行っている期間（原子炉格納容器内の酸素濃度 1％まで約 2 時間）である「原子炉格納容器内点検終了～窒素ガス置換完了」についても，主蒸気内側隔離弁は”開”状態となっており，主蒸気内側隔離弁の火災により閉止することが想定されることから，原子炉停止系（制御棒及び制御棒駆動系（スクラム機能））による緊急停止操作が要求される。しかしながら，原子炉の起動工程において窒素ガス置換を優先し，原子炉格納容器内点検時からのプラント停止状態を維持する。
この状態で，主蒸気内側隔離弁で火災が発生した場合には，原子炉格納容器の窒素ガス封入作業については，原子炉格納容器内酸素濃度１％になる時点まで継続し，その後窒素ガス排出作業を行うことで，原子炉格納容器の開放及び内部での消火活動を安全に行うことが可能である。
よって，原子炉格納容器内の電動弁及び電磁弁について，主蒸気内側隔離弁の火災影響により全て機能喪失したとしても，原子炉格納容器内に設置された残留熱除去系停止時冷却内側隔離弁（E11-MO-F010A,B,C：通常閉）にア
クセスして手動開操作を行うことが可能であることから，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）による原子炉の低温停止の達成，維持は可能である。
4.

まとめ
保守的に，起動中の原子炉格納容器内の火災発生により，原子炉の安全機能が全喪失したと想定しても，運転操作，現場操作により原子炉の高温停止及び低温停止を達成し,維持することが可能であることを確認した。
以上- ８条-別添 1-資料 8-65 -

MO

MO

MO

LCW 系 へMO

B21-MO-F014 B21-MO-F013

B21-MO-F016

B21-NO-F001A※１
B21-F001A-SV-1※１
NO

B21-F001A-SV-3※1

MOB21-F001A-SV-2※1

G31-MO-F041

CUW 系より
G31-MO-F017※1：C，F，H，L，N，R，Tも同様※2：B，D，E，J，K，M，P，S，U も同様
但し，原子炉の安定停止に必要な機器はG，K，P のみ

B21-NO-F001G※2NO

B21-F001G-SV ※2

SLC 系より

C41-F007AO
FDW 系より
ＲＨＲ(A)系より B21-AO-F051A
CUW 系より
MONO
B21-NO-F002C
NO

NO

AO

AO
MS 系へ

RHR(B,C)系より- ８条-別添 1-資料 8-66 -E11-MO-F005B，C
HPCF（B,C）系より

MO

E22-MO-F003B，C

E11-NO-F006B，C

B21-NO-F002D

NO

NO

HPCF（B）系へ

E22-NO-F004B，C

B21-NO-F002A

AO
FDW 系より
RCIC 系よりMS 系へ

B21-AO-F003C

NO

B21-AO-F003D
AO
B21-AO-F003A
AO
MS 系へ

B21-AO-F051B
MO

B21-NO-F002B

MO
MO

RHR(A,B,C)系へ
E11-MO-F011A,B,C
MO

E11-MO-F010A,B,C

RHR（B）系より

MO

E51-MO-F048
MO

MO

B21-MO-F005

B21-AO-F003B
MO

AO

G31-MO-F002

MS系 へ
M･CON へB21-MO-F006
MO

CUW 系へ
G31-MO-F003

MS 系へ

RCIC 系 へ
E51-MO-F035

E51-MO-F036

NO

試料採取系へ
G31-AO-F072

G31-NO-F071

原子炉の安全停止に必要な系統機能を発揮するために必要なライン
原子炉の安全停止に必要な機器

第図1図
第 8-18

原子炉冷却材圧力バウンダリ/自動減圧系/逃がし安全弁

他系統との連絡弁（AO 弁，MO 弁のみ）

- ８条-別添 1-資料 8-67 第 8-19図図2

ほう酸水注入系及び制御棒による系の概要

MOMO
E11-MO-F014B,C

MO

MO

MO

E11-MO-F014A

FPC 系へMUWC系より

E11-MO-F015

MUWC
系より

E11-MO-F018B,C

MUWC 系より

E11-MO-F017B,C

MO

AO

NO

B21-AO-F051A

E11-NO-F006B,C

給水系より
E11-AO-F006A
MO

HPAC 系より

AO

MO

MO

E22-MO-F005B,C

MO

MO
MO
MUWC 系より

CUW 系より

E11-MO-F005A
AO

MO

MO
FCS 系へ

E11-AO-F036A

T49-MO-F010A

E11-MO-F010A

HPAC 系 より

E11-MOF010B,C

E11-MOF011B,C

E51-MO-F011

HPCF 系
MO
E22-MO-F009B,C

CUW 系 へ※B 系のみMORCIC 系より- ８条-別添 1-資料 8-68 -MO

E11-MOF011A

HPCF 系
E22-MO-F010B,C

MO

MUWC 系より

T49-MO-F010B※

MO

E51-MO-F009

E11-MO-F008A

MO

MO

FCS 系へ

E11-MO-F019B,C

E11-MO-F008B,C

MO

MO
FPC 系より

FPC 系より

E11-MO-F021A

E11-MO-F021B,C

E11-MO-F031A
MO

MO
E11-C002A
RHR 封水ポンプ(A)E11-MO-F013A
Hx

MO

E11-MO-F004A

E11-MOF012A

E11-B001A

E11-C001A
RHR ポンプ(A)

MO
MO

MO

E11-MO-F029A
MO

試料採取系へ
SPH 系などへ

E11-MO-F030A

E11-MO-F043A
MO

E11-MO-F044A
MO
事故後
ｻﾝﾌﾟﾘﾝｸﾞ系へ

E11-MO-F045

MO

MO

MO

MO

E11-MO-F001B,C

E11-MO-F001A

原子炉の安全停止に必要な系統機能を発揮するために必要なライン
原子炉の安全停止に必要な機器
他系統との連絡弁（AO 弁，MO 弁のみ）

E11-C002B,CRHR 封 水 ポ ン プ(B,C)

E11-MO-F013B,C

E11-MOF012B,C

Hx

E11-B001B,C
E11-C001B,C
RHR ポンプ(B,C)

MO

E11-MO-F044B,C E11-MO-F043B,C
SPH 系などへ
MO

MO

E11-MO-F030B,C

E11-MO-F029B,C

MO

MO

MO

E11-MO-F031B,C※：RHR(B)系のみ

HPCF 系へ※残留熱除去系

E11-MO-F004B，C

MO

試料採取系へ

E11-MO-F046

第 8-20 図

MO

E11-MO-F062 E11-MO-F061

E22-NOF004C

E22-NOF004B

E22-MO E22-MO-F008B -F009B
MO

NO

NO

MO

MUWC 系より

MO- ８条-別添 1-資料 8-69 -P13-A001

RHR(B)系

CSP
MO

E22-MO-F010C
E11-MO-F008C
MO RHR(C)系
MO

MO

E11-MO-F031B MO
RHR(B)系

E11-MO-F062

MO

SPCU 系へ E22-C001B
HPCF ポンプ(B)

MUWC 系へ

P13-

RHR(B)へ
E22-MO-F001B
E22-

RHR(C)系

E11-MO-F031C
RHR(C)系

E11-MO-F021B

E11-MO-F021C
MO

E51-MO-F001

MO

MO

G51-MO-F010
G51
MO

MO

MO

E22-MO-F010B
E11-MO-F008B
RHR(B)系
MO
RHR(B)系より

E22-MO E22-MO-F009C -F008C

SLC 系より

ＭＯ

MO

MUWC 系より

E22-MO-F003C

E22-MO-F003B

MO

MO

E22-MO-F006B
E22-系

E22-MO-F006C
RCIC 系へ

E22-

HPAC 系へ

E22MO

E22-C001C
HPCF ポンプ（Ｃ）

RHR(C)系へ
E22-MO-F001C E22原子炉の安全停止に必要な系統機能を発揮するために必要なライン

高圧炉心冷却系
第 8-21第図4 図
高圧炉心注水系

原子炉の安全停止に必要な機器
他系統との連絡弁（AO 弁，MO 弁のみ）

MO

MO

B21-MO-F006

MS 系

E51-MO-F048

B21-MO-F005

MO

NO

AO

B21-AO-F003B

MO

E51-MO-F035

MOMO

E51-MO-F036

E51-MO-F034

MO

MO

HOAO

FDW 系より

AO

B21-NO-MO

E51-MO-F065

B21-AO-F051B

AO

復水器へ

E51-MO-F037 E51-MO-F400 E51-HO-F401

MO

AO

E51-AO-F040

E51-AO-F041

E51-AO-F005
E51-MO-F004
CUW 系
CRD 系より

MUWC 系より

MO
MO

HPAC 系より
MO

PCV

MO- ８条-別添 1-資料 8-70 -E51-MO-F011
E51-MO-F009

E51-MO-F008

E51-MO-F012 E51-PCV-F013

E51-C004
真空ポンプ

MO
RHR 系 よE51-C001
りE11-MO-F031A
RCIC ポンプMO

E51-C002
RCIC タービン

E51-A001
真空タンク

RHR(A)系より
MO

E11-MO-F008A

RHR 系 より
E11-MO-F021A

潤滑油冷却器E51-C003
復水ポンプ

MO

MO
P13-A001

AO

MO

E51-AO-F032

E51-MO-F039

HPCF 系へ

E22-MO-F001(B,C)

AO

CSP

E51-AO-F031

MO

MO

SPCU 系へ

G51-MO-F010

MUWC 系へ

MO
E51-MO-F001

E51-MO-F006
E51-MO-F047

MO

原子炉の安定停止に必要な系統機能を発揮するために必要なライン

HPAC 系へ

RHR(B)系より
E11-MO-F062

原子炉の安定停止に必要な機器

第 8-22 図
他系統との連絡弁（AO 弁，MO 弁のみ）

原子炉隔離時冷却系