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東海第二発電所 工事計画審査資料
資料番号補足-40-11 改 0

提出年月日

平成 30 年 3 月 20 日

工事計画に係る補足説明資料
安全設備及び重大事故等対処設備が使用される条件の下における健全性に関する説明書のうち補足-40-11【逃がし安全弁の環境条件の設定について】

平成 30 年 3 月
日本原子力発電株式会社

1.

はじめに
東海第二発電所の有効性評価では，格納容器破損モード「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」における評価事故シーケンス（以下「ＤＣＨシーケンス」という。
）の解析結果を入力として，逃がし安全弁（以下「ＳＲＶ」という。
）（自動減圧機能）の中で高温影響を受けやすい部位の温度を評価し，評価した温度が第 1 図に示す過去のＳ
ＲＶ環境試験条件を下回ることで，ＳＲＶ（自動減圧機能）の機能が維持されることを確認している。
以下では，ＤＣＨシーケンス以外のＳＲＶ（自動減圧機能）に対して厳しい環境となる様々なシーケンスを想定した場合の環境条件についてまとめる。

第 1 図 過去のＳＲＶ環境試験条件
2.

様々なシーケンスを想定した場合のＳＲＶ（自動減圧機能）の環境条件について(1) ＳＲＶ（自動減圧機能）の環境が厳しくなるシーケンスについて
ＳＲＶ（自動減圧機能）は，本体と補助作動装置から構成されており，補助作動装置の温度が上昇すると，電磁弁又はピストンのシール部が高温劣化し，ＳＲＶの機能に影響を及ぼす恐れがある。このため，ＳＲＶ（自動減圧機能）の高温劣化の観点か
ら，格納容器内が高温状態で長時間維持される事象について，以下に考察する。
ＳＲＶが必要になるのは，原子炉注水のためにＲＰＶの減圧が必要になる場合であ1

り，起因事象として過渡事象又は破断面積の小さいＬＯＣＡを想定する（大破断ＬＯＣＡのようなＲＰＶ減圧が不要な事象は想定しない）。
炉心損傷の有無については，ＳＲＶ（自動減圧機能）の環境が厳しくなるのは，炉心損傷により格納容器内の雰囲気温度が上昇する場合であり，炉心が損傷するシーケンスを想定する。
ＳＲＶ（自動減圧機能）に期待する時間としては，長時間期待する方がＳＲＶ（自動減圧機能）にとって厳しい条件となることから，ＲＰＶが破損しない場合を想定する。
以上を踏まえると，様々なシーケンスを想定した場合，ＳＲＶ（自動減圧機能）の環境が厳しくなるシーケンスは第 1 表のとおりとなる。
第 1 表 ＳＲＶ（自動減圧機能）の環境が厳しくなるシーケンス
No.
12

シーケンス
破断面積の小さいＬＯＣＡ＋炉心損傷＋ＳＲＶ（自動減圧機能）開，低圧注水復旧＋ＲＰＶ破損防止（ＳＲＶ（自動減圧機能）開維持，低圧注水維持）
過渡事象＋炉心損傷＋ＳＲＶ（自動減圧機能）開，低圧注水復旧＋ＲＰＶ破損防止（ＳＲＶ（自動減圧機能）開維持，低圧注水維持）
なお，ＤＣＨシーケンスでは低圧代替注水系（常設）による原子炉注水機能を評価上考慮しておらず，重大事故等対処設備の一部の機能に期待していない。さらに，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）や代替循環冷却系が機能喪失するシーケンスも存在し得るが，このような重大事故等対処設備が機能喪失する場合は大規模損壊の範囲であり，ＳＲＶ（自動減圧機能）の健全性確保が必須ではないと考える。

(2) No.1（破断面積の小さいＬＯＣＡ）シーケンスについて
破断口からＤ／Ｗに蒸気等が流出することによりＤ／Ｗ圧力及び雰囲気温度が上昇するが，格納容器圧力が上昇し 465kPa[gage]に到達した場合は，代替格納容器スプレ
イ冷却系（常設）によりＤ／Ｗスプレイを実施することから，Ｄ／Ｗ圧力は465kPa[gage] を超えることはないと考えられる。また，Ｄ／Ｗスプレイ実施によりＤ／Ｗ内は過熱状態にはならず，Ｄ／Ｗ雰囲気温度は 465kPa[gage]の飽和温度（約156℃）を超えることはないと考えられる。
(3) No.2（過渡事象）シーケンスについて
ＲＰＶ内の蒸気はＳＲＶ（自動減圧機能）を介してＳ／Ｐに流入し凝縮されるため，Ｓ／Ｐ水が飽和状態となるまではＤ／Ｗ圧力及び雰囲気温度が大幅に上昇することはない。Ｓ／Ｐ水が飽和状態になった後，格納容器圧力が上昇し 465kPa[gage]に到2達した場合は，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）によりＤ／Ｗスプレイを実施することから，Ｄ／Ｗ圧力は 465kPa[gage] を超えることはないと考えられる。また，
Ｄ／Ｗスプレイ実施によりＤ／Ｗ内は過熱状態にはならず，Ｄ／Ｗ雰囲気温度は465kPa[gage]の飽和温度（約 156℃）を超えることはないと考えられる。
(4) ＳＲＶ（自動減圧機能）の環境条件について(2)(3)のとおり，ＳＲＶ（自動減圧機能）の環境が厳しくなるシーケンスを想定す
ると，Ｄ／Ｗ雰囲気温度は最大約 156℃，Ｄ／Ｗ圧力は最大 465kPa[gage]と考えられる。ただし，東海第二発電所では，ＳＲＶ（自動減圧機能）の環境緩和のために事故後 90 分後に代替循環冷却系を起動しＤ／Ｗへ連続してスプレイすることとしている
ため，仮にＤ／Ｗ雰囲気温度が約 156℃，Ｄ／Ｗ圧力が 465kPa[gage]に一時的に到達した場合でも，代替循環冷却系を起動後Ｄ／Ｗ雰囲気温度及びＤ／Ｗ圧力は低下傾向となり，長期的にも第 1 図に示す過去のＳＲＶ環境試験条件を下回ると考えられる。
したがって，様々なシーケンスを想定しても，シビアアクシデント時のＳＲＶ（自動減圧機能）の環境条件としては，第 1 図に示す過去のＳＲＶ環境試験条件とすることで問題ないと考える。
3.

まとめ
東海第二発電所では，様々なシーケンスを想定しても，第 1 図に示す過去のＳＲＶ環境試験条件をＳＲＶ（自動減圧機能）の環境条件とすることで問題ないと考える。また，ＳＲＶ（自動減圧機能）は 7 個存在し，仮にＤＣＨ防止のための原子炉の急速減圧に使用するＳＲＶ（自動減圧機能）2 個が使えなくなった場合でも，残り 5 個のＳＲＶ（自動減圧機能）を使用することにより長期的に減圧維持が可能である。
さらに，東海第二発電所では，原子炉減圧機能の重要性に鑑み，以下の対応によりＲＰＶ減圧機能の信頼性向上を図ることとする。
ＳＲＶ（自動減圧機能）の作動に必要な窒素供給機能が喪失した場合を想定して非常用逃がし安全弁駆動系をＳＲＶ（逃がし弁機能）4 個に対して設置し，温度200℃及び圧力 620kPa[gage]の環境下でも開保持できる設計とする。
ＳＲＶ用アクチュエータの耐環境性能向上のため，ＳＲＶ（自動減圧機能）7 個及び非常用逃がし安全弁駆動系の流路となるＳＲＶ（逃がし弁機能）4 個の計 11 個のＳＲＶを対象に，使用検査前までに改良品に変更する（添付資料①）。
ＳＲＶ用電磁弁の耐環境性能向上のため，ＳＲＶ（自動減圧機能）7 個及び非常用逃がし安全弁駆動系の流路となるＳＲＶ（逃がし弁機能）4 個の計 11 個のＳＲＶを対象に，使用検査前までに電磁弁内のシール材を事故時環境下の耐性に優れた改良型ＥＰＤＭ材に変更する（添付資料②）。
以上

3

参考資料①
逃がし安全弁用アクチュエータの耐環境性能向上について

１．概要
逃がし安全弁用アクチュエータは，逃がし安全弁を外部信号によって作動させるための空気作動式の補助装置であり，シリンダへの窒素供給によってピストンを作動させることで逃がし安全弁を作動させる設計としている。
シリンダに供給された窒素圧力は，ピストンＯリング及びシリンダガスケットにより維持されるが，シール材は重大事故等時における高温蒸気環境下において損傷する恐れがあることから，シリンダ及びピストンの改良により新たなシール部（バックシート）を設け，ピストンのＯリングが破損した場合においてもシール性能が維持することが可能な設計とすることを計画している。
逃がし安全弁の概要図を図１に，アクチュエータの概要図を図２に示す。

図１

逃がし安全弁概要図
4

改良前

改良後

ピストンＯリング（フッ素ゴム材）

シリンダガスケット（膨張黒鉛シート）

図２

アクチュエータ概要図

２．健全性確認試験
改良シリンダについては，開発における健全性確認として表１に示す試験を実施している。蒸気暴露試験装置の概要を図３に，蒸気暴露試験条件を図４に示す。

表１

改良シリンダの健全性確認試験

確認項目
シリンダ単体試験
蒸気暴露試験

判定基準

結果

作動試験

円滑に動作すること

良

漏えい試験

漏えいがないこと良漏えい試験

漏えいがないこと良5

図３

蒸気暴露試験装置の概要

図４

蒸気暴露試験条件

6

３．今後の方針シリンダの改良は，設計基準事故時の逃がし安全弁動作に影響を与える変更となることから，今後，信頼性確認試験を実施し，プラント運転に影響を与えないことを確認することとしている。

以上

7参考資料②
ＳＲＶ用電磁弁の耐環境性能向上について（１）目的
ＳＲＶの機能向上させるための対策として，ＳＲＶ電磁弁内のシール材を事故時環境下の耐性に優れた改良型ＥＰＤＭを使用したＳＲＶ電磁弁への交換を行う。改良型ＥＰＤＭへの変更箇所は，非常用窒素供給系及び非常用逃がし安全弁駆動系により窒素を供給する際に流路となるバウンダリのうち，電磁弁の作動性能に影響を与えないシール部を，従来のフッ素ゴムより高温耐性が優れた改良ＥＰＤＭ材に変更する。

（２）概要
ＳＲＶ用電磁弁の改良ＥＰＤＭ材の採用箇所を図１に示す。また，取替対象範囲を図２に示す。

図１

改良ＥＰＤＭ材を採用したＳＲＶ用電磁弁概要図

8

9

図２

取替対象範囲図