原子力安全部会セミナー

革新軽水炉
2022年10月29日
三菱重工業株式会社
山岸

原子力セグメント

誠© MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

SRZ-1200目次
1. カーボンニュートラルに向けた原子力事業の取組み
2. 革新軽水炉“SRZ-1200”の開発経緯
3. 革新軽水炉”SRZ-1200”の特徴① 冷却・閉じ込め機能強化①-1 深層防護設計方針①-2 SA設備の設計方針（可搬／恒設）①-3 格納容器バイパス対策② パッシブ安全設備の導入③ 溶融炉心対策 ~ドライ型コアキャッチャー~④ 放射性物質放出防止⑤ 耐震性向上⑥ 津波耐性等強化⑦ 大型航空機衝突対策⑧ セキュリティ高度化
4. まとめ© MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

三菱重工原子力技術資料:クラスB

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1. カーボンニュートラルに向けた原子力事業の取組み 原子力はカーボンフリーかつ大規模・安定電源であり、エネルギーセキュリティ上の観点も含め重要なベースロード電源。2050年カーボンニュートラルの達成に向け、将来に亘って原子力の活用は必須
 産業基盤（技術・人材・サプライチェーン）維持の観点から早期の新増設が必要。新設計画開始から製品の調達・ものづくりの開始まで少なくとも6～7年遅れるため、時間軸を考慮した開発が必要
 世界最高水準の安全性を実現する革新軽水炉(次世代軽水炉)の早期実用化によりカーボンニュートラルとエネルギー安定供給の実現に向けて貢献していく
 更に将来の多様化する社会ニーズに応じて、小型炉、高温ガス炉、高速炉等について開発を進めるとともに、恒久的な”夢のエネルギー源”である核融合炉にも挑戦していく【短期】

既設軽水炉他

既設炉の再稼働/特重推進※1
燃料サイクルの確立

革新軽水炉

革新軽水炉(次世代軽水炉)【中期】

将来炉研究開発/設計

【⾧期】

核融合炉

ITER計画※2

小型炉、高温ガス炉、高速炉、マイクロ炉
原型炉

核融合炉

(©ITER Organization, http://www.iter.org/)

2020

2030

2040

※1 特定重大事故等対処施設:プラントとは完全に独立し、航空機衝突やテロ等の際に安全に運転停止できる大規模施設© MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.
※2 ITER計画:核融合炉実験炉実現に向け7極(日,EU,米,露,中,韓,印)政府により進められている大型国際PJ

2050
三菱重工原子力技術資料:クラスB2

1.（参考） 原子力技術を支えるサプライチェーンについて
 原子力プラントを支える高度な技術が国内企業に集積※１しており、産業基盤(技術・人材・サプライチェーン)維持の観点からも早期の新増設が必要。撤退したサプライヤーの製品については、内製化や代替サプライヤーの対策を講じているが、一民間企業で対応することは限界に近付きつつある状況※１日本は、西側諸国の中においては最高峰の技術・サプライチェーンを保持

 原子力は裾野も広く高い技術を有する分野※２であり、⾧期に亘り培ってきた国産の技術・品質は重要な財産であり、他国に劣後する訳にはいかず、新増設によってこれを維持・向上する必要あり※２原子力特有の技術を持つ企業は約400社以上。東電福一事故以降厳しい経営状態が続き、事業撤退は拡大傾向
原子力プラントの建設工程の例
計画開始

プラント建設期間の例(約10年間以上)
許認可申請

立地調査・許認可準備

安全審査・
設工認
着工

基本設計

詳細設計

運開
製作

据付・試運転

調達開始
調達

[社]

201002012 13141516171819 2020[年度]

震災後に撤退したサプライヤー数（累計）© MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

ものづくり

プラント建設は10年以上の⾧期間に亘るプロジェクトであるため、今、新設計画が開始しても、製品の調達・ものづくりは少なくとも6~7年遅れて開始となる
三菱重工原子力技術資料:クラスB

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2. 革新軽水炉“SRZ-1200”の開発経緯
 国内の新規制基準に適合した再稼働プラントでの技術・知見や、許認可段階まで開発・実証済の国産大型炉APWR、日仏技術の融合による中型炉ATMEA１の技術を継承し、プルーブンな技術をベースに安全性を高めた革新軽水炉“SRZ-1200” の開発へ展開
~1990

2010

第1世代:輸入プラント

国内
PWRプラント

第3世代:改良標準化プラント

国内24基建設・運転の技術蓄積

2004.3 初号機の原子炉設置変更許可申請

APWR

国内技術に基づく大型炉

日仏技術の融合による中型炉

ATMEA1※1 2012.1 ASN設計レビュー完了済© MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

2030▽ 福島第一事故

第2世代:国産化プラント

2010.6~ 仏国規制機関（ASN）
設計レビュー申請※１2020

新規制基準適合審査
再稼働対応

新規制基準を踏まえた新たな安全メカニズムの採用

SRZ
1200

プルーブンな技術をベースに安全性を向上した革新軽水炉
S:Super Safety, Sustainability
R:Resilient light water Reactor
Z:Zero Carbon
三菱重工原子力技術資料:クラスB

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3. 革新軽水炉”SRZ-1200”の特徴
 新規制基準を踏まえ、更に新たな安全メカニズムを取り入れて、地震・津波その他自然災害への対応、大規模航空機衝突・テロ対策、受動的安全システム等の世界最高水準の安全対策に加え、再生可能エネルギーとの共存等の社会ニーズを踏まえたプラント機能向上を目指す④放射性物質放出防止⑧セキュリティ高度化

万一の格納容器ベント時にも放射性希ガスを吸着・捕集、専用タンク内に閉じ込め、事故の影響を発電所敷地内に限定

最先端技術を適用した
サイバーセキュリティ①冷却・閉じ込め機能強化
炉心・格納容器冷却システム等の多重性・多様性を強化②パッシブ安全設備の導入
電源を必要としないパッシブ安全設備も用いて炉心冷却、溶融炉心対策※⑦大型航空機衝突対策
航空機衝突に耐えうる格納容器の強靭化
原子炉格納容器

吸着塔
凝縮タンク© MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

蒸気発生器
加圧器

津波・竜巻・台風・火山等の自然災害への耐性を強化

再生可能エネルギーとの共存(安全注入系)

出力調整機能（周波数制御、負荷追従）の強化(余熱除去系/格納容器スプレイ系)
原子炉容器 一次冷却材※ ポンプ③溶融炉心対策
万一の炉心溶融時にもデブリを専用設備（コアキャッチャ）に捕捉し、最終障壁である格納容器外への放出を防止

地下式構造(岩盤埋込)⑥津波、その他
自然災害への耐性

格納容器スプレイ※
高性能蓄圧タンク⑤耐震性向上

燃料取替用水ピット
代替炉心注水/代替スプレイポンプ
補助給水ピット

コアキャッチャ

補助給水ポンプ

カーボンフリー水素の供給
カーボンフリー電力による水素製造（水電解）

三菱重工原子力技術資料：クラスB

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① 冷却・閉じ込め機能強化
 国内の新規制基準を踏まえたうえで、新しい安全メカニズムの採用、多重性・多様性の強化により、安全性と信頼性を向上
パッシブ安全設備の導入＜設備構成＞(パッシブ・アクティブ設備のベストミックス)

安全系設備(炉心冷却/CV閉じ込め)の多重性強化

安全注入ポンプﾟ

【既設】 2系列【SRZ】 3系列

非常用発電機（ディーゼル）

安全系
区画【A】
安全系設備を系列ごとに徹底した区画分離
・ 区画A、B、Cそれぞれに安全設備を分散配置➡火災等の同一要因による安全系設備全喪失を防止© MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

スプレイポンプﾟ

非常用発電機（ガスタービン）
高性能蓄圧タンクシビアアクシデント(SA)専用区画を新設

SA専用区画

安全系区画【B】

安全系区画【C】

非常用発電機（ディーゼル）

非常用発電機（ディーゼル）

安全系設備の多様性強化(電源多様化等)

三菱重工原子力技術資料：クラスB

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①-1 深層防護設計方針
 SA対応設備を恒設化し、設備信頼性を高めるとともに、大規模損壊用可搬設備の活用を図る。
 特重施設として格納容器再循環ユニットによる格納容器除熱を採用。放射性物質の放出を最小化。
• 格納容器再循環ユニットはSA対策でも使用するが、特重設備として使用するものの独立性を確保。
 さらなる自主的な安全性向上策として、フィルタベントと放射性物質放出防止システムを設置。
SRZ-1200の特重施設

SRZ-1200における深層防護設計方針
第１層 （異常の発生防止）

既設炉と同等

１系列常用システム

第２層 （異常の検知・制御）

既設炉と同等

２系列安全システム

第３層 （事故の拡大防止）

３系列安全システム（多重性強化）

２系列安全システム

第４層（SA緩和）

 再循環ユニットを用いた格納容器からの除熱を採用し、放射性物質の放出を最小化• 冷却水設備を特重施設化• SA対応とは独立ユニット使用• 再循環ユニットでの凝縮水がIRWSPへ流下し、そこからコアキャッチャへ流入することで、溶融炉心を継続的に冷却© MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

既設炉

４a

（炉心損傷防止）4b（格納容器破損防止）

第５層 （放射線影響緩和）※大規模損壊対応含む
特定重大事故等対処施設（大規模自然災害・APCテロ対策）
更なる安全性向上策

恒設化（専用設備）

可搬（２セット）【代替炉心注入ポンプ等】【代替炉心注入ポンプ等】

恒設化（専用設備）

可搬（２セット）【格納容器再循環ユニット等】【格納容器再循環ユニット等】既設炉と同等（可搬設備）

可搬設備

恒設（離隔頑健化）

恒設（離隔頑健化）【FVS等】【格納容器再循環ユニット等】

フィルタベント＋放射性物質放出防止システム

三菱重工原子力技術資料：クラスB

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①-1 （参考）FVSの取扱い
 SRZ-1200では、特重事象(APC)時にも環境への放射性物質放出を最小化するため、「再循環ユニットによる気相部冷却」を耐APC化する。フィルタベント（FVS）は仕組みが単純で信頼性が高いため、SA時のバックアップとして自主設置の位置づけとする。
 既設炉は、再循環ユニット冷却に用いている可搬設備を耐APC化するのが困難なため、FVSを耐APC化して対応手段としている。
対象

SRZ1200

既設炉

APC時のCV防護候補

設計の考え方

耐APC
設計採否

特重用再循環ユニット

環境への放射性物質放出を最小化。SA用再循環ユニットと 除熱原理の点では共通となるが、設計上の工夫で設置許可基準規則の要求を満足可能。

〇

フィルタベント

耐APC化は可能だが、希ガスが放出されるため未採用。仕組みが単純で信頼性が高いため、SAのバックアップとして自主設置とする。

フィルタベント

可搬設備との組み合わせで再循環ユニットを用いており、可搬ポンプ、海水取水等までAPC対応困難。このためFVSを耐APC化して設置し、⾧期的な被ばく影響なしを達成(短期的被ばく影響の希ガスが放出課題は残る)①再循環ユニットによる気相部冷却
冷却コイルによるCV気相部を自然循環冷却し、CV破損を防止
CV内で冷却するため、環境への放射性物質放出を最小化格納容器(CV)

再循環ユニット© MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved. 三菱重工原子力技術情報 クラスB

②フィルタベントCV内圧で内部雰囲気をフィルタを介して放出、減圧、除熱をを達成するシステム。希ガスはフィルタで除去できない。
→放射性物質放出防止システムとの組み合わせで対処可能。

×(耐APC化は可能)〇大気8

①-2 SA設備の設計方針（可搬／恒設）
 既設炉におけるSA設備は、ハザードの不確かさ等を考慮し、柔軟性のある可搬設備（2セット）が基本的な規制要求。
 新設炉では設計段階から、分離/区画化の強化等のハザードの不確かさの考慮が可能。
→SA設備は恒設化を基本方針。人の介在の排除による信頼性向上が図られる。
※規制においても、同等以上で十分な機能を確保できる方策であれば、排除されないとしている。
 また、柔軟性への対応として、大規模損壊対応に設置する可搬設備の活用を図る。
→設備仕様の共通化、多様な接続口の設置等を計画。
既設炉とSRZ-1200におけるSA設備の設計方針（可搬/恒設）の例
既設炉© 2019 MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

SRZ-1200

三菱重工原子力技術資料クラスB

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①-2 （参考）SA設備の可搬設備要求
 設置許可基準の解釈第43条の要求
可搬型重大事故等対処設備を1基あたり2セット以上持つこと。
実用発電用原子炉及びその付属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則実用発電用原子炉及びその付属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則の解釈（重大事故等対処設備）

第４３条（重大事故等対処設備）

第四十三条 重大事故等対処設備は、次に掲げるものでなければならない。

～～中略～～～～中略～～

３ 可搬型重大事故等対処設備に関しては、第一項に定める５ 第３項１号について、可搬型重大事故等対処設備の容量もののほか、次に掲げるものでなければならない。
一 想定される重大事故等の収束に必要な容量に加え、十分に余裕のある容量を有するものであること。

は次によること。
（ａ）可搬型重大事故等対処設備のうち、可搬型代替電源設
備及び可搬型注水設備（原子炉建屋の外から水又は電力を供給するものに限る。）にあっては、必要な容量を賄うことができる可搬型重大事故等対処設備を１基あたり２セット以上持つこと。

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①-2 （参考）SA設備の可搬設備要求
 設置許可基準の解釈第47条の要求
可搬型重大事故防止設備を配備すること。
実用発電用原子炉及びその付属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則

実用発電用原子炉及びその付属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則の解釈（原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備）

第４７条（原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子第四十七条 発電用原子炉施設には、原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態であって、設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため、発電用原子炉を冷却するために必要な設備を設けなければならない。

炉を冷却するための設備）
１ 第４７条に規定する「炉心の著しい損傷」を「防止するため、発電用原子炉を冷却するために必要な設備」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
（１）重大事故防止設備ａ）可搬型重大事故防止設備を配備すること。
ｂ）炉心の著しい損傷に至るまでの時間的余裕のない場合に対応するため、常設重大事故防止設備を設置すること。
ｃ）上記ａ）及びｂ）の重大事故防止設備は、設計基準事故対処設備に対して、多様性及び独立性を有し、位置的分散を図ること。

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①-2 （参考）SA設備の可搬設備要求
 設置許可基準の解釈第54条の要求
可搬型代替注水設備（注水ライン及びポンプ車等）を配備すること。
実用発電用原子炉及びその付属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則

実用発電用原子炉及びその付属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則の解釈（使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備）

第５４条（使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備）

第五十四条 発電用原子炉施設には、使用済燃料貯蔵槽の冷却機能又は注水機能が喪失し、又は使用済燃料貯蔵槽～～中略～～からの水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位が低下した場合において貯蔵槽内燃料体等を２ 第1 項に規定する「貯蔵槽内燃料体等を冷却し、放射線を冷却し、放射線を遮蔽し、及び臨界を防止するために必要遮蔽し、及び臨界を防止するために必要な設備」とは、以な設備を設けなければならない。

下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
ａ）代替注水設備として、可搬型代替注水設備（注水ライン及びポンプ車等）を配備すること。
ｂ）代替注水設備は、設計基準対象施設の冷却設備及び注水設備が機能喪失し、又は小規模な漏えいがあった場合でも、使用済燃料貯蔵槽の推移を維持できるものであること。

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①-2 （参考）SA設備の可搬設備要求
 実用発電用原子炉に係る新規制基準の考え方について⇒ 想定条件から外れた場合の柔軟性から、SA対応は可搬型設備による対策を基本とされている。

3-3-6 重大事故等対処設備として、可搬型設備を要求するのはなぜか。
１ 重大事故等対策における可搬型設備の扱いについて
重大事故等対策においては、常設設備を設置する場合には設計する際に必ず設計上の想定を定めなければならないため、設計上の想定を超えた場合の効果が限定される可能性がある
ため、常設設備による対策に依存しすぎると想定を超えた事象に対処することが困難になる可能性がある。
他方、可搬型設備の場合は、例えば想定していた配管が使えなくなった場合でも、他の配管への接続を試みることができるなど柔軟性があり、接続に要する時間は接続手法の改善で短縮が見込める上、作業環境も接続場所の分散などによって選択肢を広げる等の対策が可能となる。
また、可搬型設備は、常設設備に比べると、経験則的に耐震上優れた特性が認められる。なお、審査において、設置（変更）許可申請者に、配備しようとする可搬型設備につき、加振試験などによる耐震評価を行うことを求めることとなる。
以上のことから、重大事故等対策では可搬型設備による対策を基本とする。
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①-2 （参考）SA設備の可搬設備要求
 実用発電用原子炉に係る新規制基準の考え方について⇒同等以上で十分な機能を確保できる方策であれば、審査において、排除するものでなく適切に評価を行うとされている。

3-3-6 重大事故等対処設備として、可搬型設備を要求するのはなぜか。
２ 重大事故等対策における可搬型設備の配備要求の範囲～～中略～～
なお、設置許可基準規則は、設置（変更）許可申請者において、より良い対策が立案されることを促すため、性能要求として規定されており、可搬型設備、常設設備のいずれにおいても、その解釈で例にあげた手段と同等以上で十分な機能を確保できる方策であれば、審査において、排除するものでなく適切に評価を行うものである。

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①-3 格納容器バイパス対策
 インターフェイスシステムLOCA（IS-LOCA）対策
 RHR吸込ラインは格納容器内RWSP（IRWSP）開放されている構成を採用。
万一、IS-LOCAが発生しても配管系の破損を防止。
 蒸気発生器伝熱管破損（SGTR）対策
 IRWSP内にSGスパージャを設置し、SGTR時におけるRCSからの流出水をスパージャを通して放出・冷却することで、格納容器バイパス事象の発生を防止。（将来オプション）
対象対策

IS-LOCA対策

SGTR対策

設計の考え方①RHR系統構成の変更

RHRとIRWSPを接続するラインを設置し、隔離弁からのリークが発生した際にもCV内（IRWSP）に戻す構成とすることで、IS-LOCAの発生を防止②配管隔離弁の開運用

上記を達成するため、RHR系統からIRWSPへの隔離弁は通常時開運用③配管の高耐圧化

高圧のRCS水の流出を想定し、リークパスとなる配管は耐圧化

スパージャ設置

SGTR発生により1次系外に流出したRCS水をスパージャを通じてIRWSPに放出することで格納容器バイパス事象の発生を防止

IS-LOCA対策

SGTR対策

CS/RHRポンプ・Hx

スパージャへの放出ライン①破損SGを隔離②伝熱管を介したRCSからの流出水をスパージャを通じてIRWSPに放出①リークをCV内に返送する設備構成②隔離弁の開運用③配管の耐圧化

IRWSP© MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved. 三菱重工原子力技術情報 クラスB

IRWSP
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②パッシブ安全設備の導入~パッシブ・アクティブ設備のベストミックス~
事故時の安全対策として以下の特徴を持つパッシブ設備とアクティブ設備を組合わせ、プラント安全性を向上
 パッシブ設備:電源を必要とせず、プラントの状態に応じて自動作動する設備
 アクティブ設備:電源駆動により安全機能をより強力に発揮し速やかな事故収束を達成する設備:パッシブ設備

CVスプレイ(CV内気相部冷却):パッシブ設備(新たな安全メカニズム)

高性能蓄圧タンク:アクティブ設備

制御棒(N2ガス加圧による自動炉心注水)

重力落下による原子炉停止:アクティブ設備(多重性強化)

炉心注水システム～～

ポンプ注水による炉心冷却

PCV再循環ユニット～～(CV内自然対流冷却)
PP

ほう酸注入システム
ポンプ注入による原子炉停止

蒸気発生器

～～～
～

一次冷却材ポンプ(RCP)
原子炉容器(RV)(1次系自然循環冷却)

コアキャッチャー
溶融炉心の捕集・重力注水冷却

P
P© MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

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②パッシブ安全設備の導入~高性能蓄圧タンクの概要~
 一次冷却材配管破断事故時には、 N2ガスで加圧した蓄圧タンクからのパッシブ注水で早期に炉心冷却
 高性能蓄圧タンクは、うず巻ダンパ機構により、タンク内水位低下に応じてパッシブに大流量から小流量に切り換え、炉心冷却に必要な流量のみを一定時間継続して注水可能
 従来の２つの動的ポンプ機能（低圧注入/高圧注入）は１つの安全注入ポンプ機能に縮約し、高性能蓄圧タンク（パッシブ）と組合せることで、炉心冷却の信頼性を向上
従来炉

スタンドパイプ

チャンバー（参考）従来型蓄圧タンク

炉心への注水流量

うず巻ダンパ

蓄圧注入・・・事故直後の大流量注水のみ
事故初期に必要な流量を確保するために、低圧注入（大容量）ポンプを設置

低圧注入ポンプ
高圧注入ポンプ

高性能蓄圧タンクの原理②小流量注水時
水位低下に伴い、チャンバー側のみから取水旋回流の抵抗によって注水流量を抑制➡ 小流量注水

事故初期（水位高）
ではスタンドパイプ上部
開口とチャンバー側の両方から取水➡ 大流量注水

うず巻ダンパ

うず巻ダンパ

革新軽水炉①

炉心への注水流量①大流量注水時

蓄圧注入（高性能蓄圧タンク）
・・・パッシブに大流量➡小流量を切換え②

流量調整により、事故初期に必要な比較的大きな注水流量にも蓄圧注入で対応➡ 低圧注入ポンプを削除

安全注入ポンプ© MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

事象進展

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炉心冷却に必要な流量17時間

③ 溶融炉心対策 ~ドライ型コアキャッチャー~ 概要 パッシブ設備にて、溶融炉心を薄く拡げてから、注水することにより、溶融炉心を確実に冷却する•

溶融炉心の拡がり促進のための低粘性化。拡がりを検知して自動的に重力注水。

RVピット

拡散槽

メルト通路

③拡散槽
溶融した炉心を薄く拡げ、冷却水により冷却するための区画

原子炉容器

犠牲材コンクリート※１①RVピット
溶融炉心を一定時間保持、犠牲材コンクリートと混合し、低融点・低粘性化を行う
区画

耐熱材※2冷却構造体※３※１ 犠牲材コンクリート :粗骨材として酸化鉄を主成分とする重量コンクリート。
溶融炉心の熱により溶融混合し、溶融炉心を低融点化、低粘性化させる。
※２ 耐熱材:耐熱レンガ（酸化ジルコニウム製、耐熱温度:2000℃）※３ 冷却構造体 :拡散槽内での溶融炉心冷却用の鋼板（表面に保護コンクリートを敷設）© MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

②メルト通路犠牲材コンクリートと混合した溶融炉心を拡散槽に移送するための通路

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③ 溶融炉心対策 ~ドライ型コアキャッチャー~ 仕組み© MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

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③ （参考）溶融炉心対策要求
 設置許可基準第三十七条への適用性について⇒ドライ型コアキャッチャーに対して、溶融炉心の冷却に対する基準を満足する評価は実施可能であり、SA有効性評価の審査にそのまま適用できると考えられる
実用発電用原子炉及びその付属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則

実用発電用原子炉及びその付属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則の解釈

第三章 重大事故等対処施設

第３章 重大事故等対処施設（重大事故等の拡大の防止等）

第３７条（重大事故等の拡大の防止等）

第三十七条 発電用原子炉施設は、重大事故に至るおそれがある事故が発生した場合において、炉心の著しい損傷を防止するために必要な措置を講じたものでなければならない。
２ 発電用原子炉施設は、重大事故が発生した場合において、原子炉格納容器の破損及び工場等外への放射性物質の異常な水準の放出を防止するために必要な措置を講じたものでなければならない。

～～中略～～
２－３

上記２－２の「有効性ががあることを確認する」とは、以下の評価項目を概ね満足することを確認することをいう。
～～中略～～（ｈ）原子炉格納容器の床上に落下した溶融炉心が床面を広がり原子炉格納容器バウンダリと直接接触しないこと及び溶融炉心が適切に冷却されること。
（ｉ）溶融炉心による浸食によって、原子炉格納容器の構造部材の支持機能が喪失しないこと及び溶融炉心が適切に冷却されること。

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③ （参考）溶融炉心対策要求
 設置許可基準第五十一条への適用性について⇒ ドライ型コアキャッチャーが有する機能にて、現状のままの五十一条の要求を満足することができると考えられる
実用発電用原子炉及びその付属施設の位置、構造及び設
実用発電用原子炉及びその付属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則

備の基準に関する規則の解釈（原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設第５１条（原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するた

備）
第五十一条 発電用原子炉施設には、炉心の著しい損傷がめの設備）～～中略～～発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止す

ａ）原子炉格納容器下部注水設備を設置すること。原子

るため、溶融し、原子炉格納容器の下部に落下した炉

炉格納容器下部注水設備とは、以下に掲げる措置又は心を冷却するために必要な設備を設けなければならなこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設い。

備をいう。
ⅰ）原子炉格納容器下部注水設備（ポンプ車及び耐圧ホース等）を整備すること。（可搬型の原子炉格納容器下部注水設備の場合は、接続する建屋内の流路をあらかじめ敷設すること。）
ⅱ）原子炉格納容器下部注水設備は、多重性又は多様性及び独立性を有し、位置的分散を図ること。（ただし、建屋内の構造上の流路及び配管を除く。）
ｂ）これらの設備は、交流又は直流電源が必要な場合は© MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

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代替電源設備からの給電を可能とすること。

21

④ 放射性物質放出防止 万一の事故時対応として、放射性希ガスを除去する放射性物質放出防止システムを導入
 周辺環境への放射性物質の大量放出を防止し、事故影響を発電所敷地内にとどめる
システム構成例

世界初の放射性物質放出防止システムの導入

放射性物質放出防止システム

貯留タンク
凝縮タンク

格納容器からベントしたガスから蒸気を凝縮させて取り除く

蒸気を取り除いたベントガスから、吸着材により希ガスを吸着させ分離吸着塔

凝縮タンク© MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

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吸着塔
三菱重工原子力技術資料：クラスB

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⑤耐震性向上・⑥津波耐性等の耐性強化
 福島第一原子力発電所事故の反省を踏まえ、国内の厳しい地震条件にも余裕を持った耐震設計、津波影響を受けないドライサイト設計の採用
 建屋頑健化や火山灰侵入防止対策等により、その他の外部事象（台風や火山等）に対する耐性を大幅に強化
耐震性強化
格納容器

国内の厳しい地震条件（1000gal）での耐震成立性
原子炉建屋■強固な岩盤に建屋を埋込むことで、耐震性を強化

タービン建屋

参考: 東日本大震災時の福島第一原子力発電所内の最大地震動は、約450gal*＊gal: 地震の揺れの大きさを表す加速度の単位

防波堤

表層地盤

岩盤に埋込み岩盤

津波耐性強化
津波の侵入を防止するドライサイト設計の実現■津波到達高さよりも高いグランドレベル■地上1階層の建屋水密化© MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

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三菱重工原子力技術資料：クラスB2323

⑦大型航空機衝突対策、⑧セキュリティ高度化
 強靭化した外部遮蔽壁と鋼製格納容器による２重構造の採用などの大型航空機衝突への対策や、最新DXを活用したサイバー攻撃への対応などテロ対策を強化
格納容器破損防護対策

サイバーセキュリティ強化

 外部遮蔽壁と鋼製格納容器の2重構造を採用

 データダイオードを用いたを多層化構成の物理的対策に
より発電所への電子的侵入を阻止

外部遮蔽壁:航空機衝突に耐えうる強靭性
格納容器:高張力鋼板採用による耐圧・耐漏洩機能

 発電所内の重要な設備（プラントコンピュータなど）を外部脅威から防護格納容器（高張力鋼板）
外部遮蔽壁
遮蔽壁厚さ
従来の約2倍※1 データダイオード: データを物理的に一方向にしか通信できないようにする© MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

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ネットワークデバイス

三菱重工原子力技術資料：クラスB

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4. まとめ 革新軽水炉SRZ-1200は、プルーブンな技術をベースとして、国内新規制基準を踏まえた新しい安全メカニズムを採用し、世界最高水準の安全性を目指す 日本原子力学会発電部会「次期軽水炉の技術要件検討WG」の成果を受けて、設計への取り込みを検討する
 特重施設とSA施設の統合
 新たな安全解析コードの導入検討においては、トピカルレポート制度活用も念頭においた規制機関とのコミュニケーションが効果的

SRZ-1200紹介情報 https://www.mhi.com/jp/news/220929.html© MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

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三菱重工原子力技術資料：クラスB

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