東海第二発電所 審査資料
資料番号
SA 設-C-1 改 24
提出年月日
平成 29 年 7 月 24 日

東海第二発電所

重大事故等対処設備について

平成 29 年 7 月
日本原子力発電株式会社
本資料のうち，は商業機密又は核物質防護上の観点から公開できません。

下線部：今回提出資料
目
1

重大事故等対処設備

2

基本設計の方針次

2.1 耐震性・耐津波性
2.1.1 発電用原子炉施設の位置
2.1.2 耐震設計の基本方針 【39 条】
2.1.3

耐津波設計の基本方針【40 条】

2.2 火災による損傷の防止
2.3 重大事故等対処設備の基本設計方針 【43 条】
2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等について
2.3.2 容量等
2.3.3 環境条件等
2.3.4 操作性及び試験・検査性について
3

個別設備の設計方針
3.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備 【44 条】
3.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備 【45 条】
3.3 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備 【46 条】
3.4 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 【47 条】
3.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備 【48 条】
3.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備 【49 条】
3.7 原子炉格納容器内の過圧破損を防止するための設備 【50 条】
3.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備 【51 条】
目-1

3.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備 【52 条】
3.10 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 【53 条】
3.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備 【54 条】
3.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備 【55 条】
3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備 【56 条】
3.14 電源設備 【57 条】
3.15 計装設備 【58 条】
3.16 原子炉制御室 【59 条】
3.17 監視測定設備 【60 条】
3.18 緊急時対策所 【61 条】
3.19 通信連絡を行うために必要な設備【62 条】

別添資料-1基準津波を超え敷地に遡上する津波に対する津波防護方針について

別添資料-2

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備（格納容器
圧力逃がし装置）について

別添資料-3

代替循環冷却の成立性について

別添資料-4

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に
ついて

目-2

3.10 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【53 条】

基準適合への対応状況

1

9.

原子炉格納施設

9.10

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

9.10.1

概要

炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉建屋その他の原子炉格納容器から漏えいする気体状の放射性物質を格納するための施設（以下「原子炉建屋等」という。）の水素爆発による損傷を防止するために必要な重大事
故等対処設備を設置する。
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概略系統図を
第 9.10－1 図から第 9.10－3 図に示す。

9.10.2(1)

設計方針
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

ａ．水素濃度制御による原子炉建屋原子炉棟の損傷防止
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，炉心の著しい損傷により格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に水素が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を抑制するための設備として以下の水素濃度制御設備（静的触媒式水素再結合器による水素濃度抑制）を設ける。水素濃度制御設備（静的触媒式水素再結合器
による水素濃度抑制）は，水素ガスを原子炉建屋原子炉棟外に排出することなく水素濃度を抑制できる設計とする。
(a)

水素濃度制御設備（静的触媒式水素再結合器による水素濃度抑制
水素濃度制御設備（静的触媒式水素再結合器による水素濃度抑制）として，静的触媒式水素再結合器を使用し，作動状況確認のため静的触媒式水素再結合器動作監視装置を使用する。
静的触媒式水素再結合器は，ジルコニウム－水反応等で短期的に
8－9－1753条-12

発生する水素及び水の放射線分解等で長期的に緩やかに発生し続ける水素を除去することにより，原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度を継続的に抑制できる設計とする。
また，静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，中央制御室にて静的触媒式水素再結合器の作動状況を温度上昇により確認できる設計とする。静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，常設代替直流電源設備である緊急用直流 125V 蓄電池から給電できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・静的触媒式水素再結合器
・静的触媒式水素再結合器動作監視装置
・緊急用直流 125V 蓄電池（10.2 代替電源設備）
ｂ．水素濃度監視(a)

原子炉建屋水素濃度による水素濃度測定
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，炉心の著しい損傷により格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした
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，以下の監視設備（水素濃度監視）を設ける。
監視設備（原子炉建屋水素濃度による水素濃度監視）として，原子炉
建屋水素濃度を使用する。
原子炉建屋水素濃度は，原子炉建屋原子炉棟に設置し，中央制御室において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である常設代替高圧電源装置より給電できる設計とする。原子炉建屋原子8－9－1853条-2

3

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
替直流電源設備である緊急用 125V 蓄電池より給電できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・原子炉建屋水素濃度
・常設代替高圧電源装置（10.2 代替電源設備）
・緊急用直流 125V 蓄電池（10.2 代替電源設備）
常設代替高圧電源装置及び緊急用直流 125V 蓄電池については，「10.2代替電源設備」に示す。

9.10.2.1

多様性，位置的分散

基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
静的触媒式水素再結合器動作監視装置は熱電対方式であり，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触媒式及び熱伝導式の原子炉建屋水素濃度に対し多様性を持つ設計とする。また，原子炉建屋原子炉棟 6 階の床面付近に設置する静的触媒式水素再結合器
動作監視装置に対して原子炉建屋水素濃度は，原子炉建屋原子炉棟 6 階の天井付近，地下 1 階及び 2 階に設置することで位置的分散を図る設計とする。

9.10.2.2

悪影響防止

基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
静的触媒式水素再結合器による水素濃度抑制に使用する静的触媒式水素再結合器は，他の設備から独立して使用可能なことにより，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，静的触媒式水素再結合器は，重大事故等発
8－9－1953条-3

4

生時の原子炉建屋原子炉棟内における作動時の水素再結合による温度上昇
が，重大事故等対処に重要となる他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
静的触媒式水素再結合器による水素濃度抑制に使用する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水素処理性能へ悪影響を及ぼさない設計とするとともに，他の設備から独立して使用可能なことにより，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
水素濃度監視に使用する原子炉建屋水素濃度は，他の設備から独立して使用可能なことにより，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

9.10.2.3

容 量 等

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。
炉心の著しい損傷が発生した場合における原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度を抑制するために使用する静的触媒式水素再結合器は，原子炉建屋原子炉
棟内の水素の効率的な除去を考慮して，原子炉建屋原子炉棟 6 階に分散させた配置とし，重大事故等発生時に格納容器内に存在するガス状よう素による性能低下を考慮しても，重大事故等発生時の原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度を抑制できる容量を有する設計とする。
静的触媒式水素再結合器の作動状況確認のために使用する静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，炉心損傷時の静的触媒式水素再結合器の作動時に想定される温度範囲を計測できる設計とする。
原子炉建屋水素濃度は，炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉建屋原
子炉棟内の水素濃度を測定できる計測範囲を有する設計とする。

9.10.2.4

環境条件等
8－9－2053条-4

5

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。
静的触媒式水素再結合器及び静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，原子炉建屋原子炉棟内に設置し，想定される重大事故等発生時における環境条
件を考慮した設計とする。
原子炉建屋水素濃度は，原子炉建屋原子炉棟内に設置し，重大事故等発生時における環境条件を考慮した設計とする。

9.10.2.5

操作性の確保基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
静的触媒式水素再結合器及び静的触媒式水素再結合器動作監視装置を使用した静的触媒式水素再結合器による水素濃度抑制を行う系統は，設計基準対
象施設と兼用せず，他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。
原子炉建屋水素濃度を使用した原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度監視を行う系統は，設計基準対象施設と兼用せず，他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。

9.10.3

主要設備及び仕様

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主要仕様を第9.10－1 表に示す。

9.10.4

試験検査

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
静的触媒式水素再結合器による水素濃度抑制に使用する静的触媒式水素再8－9－2153条-56

結合器は，触媒の外観の確認及び機能・性能の確認を行うため，触媒を取り出すことができる設計とする。
静的触媒式水素再結合器は，外観の確認が可能な設計とする。
静的触媒式水素再結合器による水素濃度抑制に使用する静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，絶縁抵抗測定，温度１点確認及び模擬入力による校正ができる設計とする。
水素濃度監視に使用する原子炉建屋水素濃度は，基準ガスによる校正及び模擬入力による計器校正ができる設計とする。

8－9－2253条-6

7

第 9.10－1 表

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主
要仕様

(1)

水素濃度制御設備
ａ．静的触媒式水素再結合器
種

類

触媒反応式

個

数

24

水素処理容量

約 0.5kg／h／個（水素濃度4.0vol％，100℃，大気圧において）

ｂ．静的触媒式水素再結合器動作監視装置兼用する設備は以下のとおり。
・計装設備（重大事故等対処設備）
・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
検出器の種類

熱電対

計 測 範 囲0～300℃個

4（2 個の静的触媒式水素再結合器に数対して，出入口に 1 個設置）

(2)

原子炉建屋水素濃度兼用する設備は以下のとおり。
・計装設備（重大事故等対処設備）
・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
検出器の種類

触媒式，熱伝導式

計 測 範 囲［触媒式］0～10vol％8－9－2353条-78

［熱伝導式］0～20vol％個数［触媒式］2［熱伝導式］3

8－9－2453条-89触媒カートリッジ

第 9.10－1 図

静的触媒式水素再結合器

静的触媒式水素再結合器概要図

8－9－2553条-9

10

第 9.10－2 図

静的触媒式水素再結合器動作監視装置概要図

8－9－2653条-1011

第 9.10－3 図

原子炉建屋水素概要図8－9－2753条-1112

3.10

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【53条】

＜

3.10

添付資料

目次

＞

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

3.10.1

設置許可基準規則第53条への適合方針(1)

静的触媒式水素再結合器（設置許可基準規則解釈の第1項(2)

水素濃度の監視設備（設置許可基準規則解釈の第1項(3)

格納容器頂部注水系の設置(4)

原子炉建屋原子炉棟トップベント設備の設置

3.10.2a），c））b），c））

重大事故等対処設備

3.10.2.1

静的触媒式水素再結合器

3.10.2.1.1

設備概要

3.10.2.1.2

主要設備の仕様(1)

静的触媒式水素再結合器(2)静的触媒式水素再結合器動作監視装置

3.10.2.1.3
3.10.2.1.3.1

設置許可基準規則第43条への適合方針
設置許可基準規則第43条第1項への適合方針(1)

環境条件（設置許可基準規則第43条第1項一）(2)

操作性（設置許可基準規則第43条第1項二）(3)

試験及び検査（設置許可基準規則第43条第1項三）(4)

切り替えの容易性（設置許可基準規則第43条第1項四）(5)

悪影響の防止（設置許可基準規則第43条第1項五）(6)

設置場所（設置許可基準規則第43条第1項六）3.10.2.1.3.2

設置許可基準規則第43条第2項への適合方針
目－1

13

(1)

容量（設置許可基準規則第43条第2項一）(2)

共用の禁止（設置許可基準規則第43条第2項二）(3)

設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第43条第2項三）3.10.2.2

原子炉建屋水素濃度

3.10.2.2.1

設備概要

3.10.2.2.2

主要設備の仕様(1)

原子炉建屋水素濃度

3.10.2.2.3

設置許可基準規則第43条への適合方針

3.10.2.2.3.1

設置許可基準規則第43条第1項への適合方針(1)

環境条件（設置許可基準規則第43条第1項一）(2)

操作性（設置許可基準規則第43条第1項二）(3)

試験及び検査（設置許可基準規則第43条第1項三）(4)

切り替えの容易性（設置許可基準規則第43条第1項四）(5)

悪影響の防止（設置許可基準規則第43条第1項五）(6)

設置場所（設置許可基準規則第43条第1項六）3.10.2.2.3.2

設置許可基準規則第43条第2項への適合状況(1)

容量（設置許可基準規則第43条第2項一）(2)

共用の禁止（設置許可基準規則第43条第2項二）(3)

設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第43条第2項三）3.10.3その他設備

3.10.3.1

格納容器頂部注水系

3.10.3.1.1

設備概要

3.10.3.1.2

他設備への悪影響について

53-1 SA 設備基準適合性 一覧表

目－2

14

53-2 単線結線図
53-3 配置図53-4 系統図
53-5 試験及び検査
53-6 容量設定根拠53-7 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について
53-8 その他設備

目－3

15

3.10

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【53 条】【設置許可基準規則】（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）
第五十三条

発電用原子炉施設には，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉建屋その他の原子炉格納容器から漏えいする気体状の放射性物質を格納するための施設（以下「原子炉建屋等」という。）の水素爆発による損傷を防止する必要がある場合には，水素爆発による当該原子炉建屋等の損傷を防止するために必要な設備を設けなければならない。

（解釈）１

第５３条に規定する「水素爆発による当該原子炉建屋等の損傷を防止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。
ａ）水素濃度制御設備（制御により原子炉建屋等で水素爆発のおそれがないことを示すこと。）又は水素排出設備（動的機器等に水素爆発を防止する機能を付けること。放射性物質低減機能を付けること。）を設置すること。
ｂ）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推定できる監視設備を設置すること。
ｃ）これらの設備は，交流又は直流電源が必要な場合は代替電源設備からの給電を可能とすること。

3.10-116

3.10

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

3.10.1

設置許可基準規則第53条への適合方針

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，水素濃度制御設備及び水素濃度の監視設備として以下の設備を設置する。

(1)

静的触媒式水素再結合器（設置許可基準規則解釈の第1項a），c））

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）に静的触媒式水素再結合器を設置し，重大事故等の発生時に格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に水素が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って再結合できる装置を適用し，駆動用の電源が不要な設計とする。
また，静的触媒式水素再結合器の動作確認を行うために静的触媒式水素再結合器の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，中央制御室で監視可能な設計とする。静的触媒式
水素再結合器動作監視装置は，全交流動力電源喪失時においても代替電源設備からの給電により中央制御室において静的触媒式水素再結合器の動作確認が可能な設計とする。

(2)

水素濃度の監視設備（設置許可基準規則解釈の第1項b），c））

原子炉建屋水素濃度は，炉心の著しい損傷が発生した場合において水素濃度が変動する可能性のある範囲で水素濃度を監視することを目的として
3.10-217

原子炉建屋原子炉棟内に検出器を設置し，水素濃度を測定する。また，原子炉建屋水素濃度は，全交流動力電源喪失時においても代替電源設備からの給電により中央制御室において原子炉建屋水素濃度の監視が可能な設計とする。

また，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の自主対策設備として，以下を整備する。

(3)

格納容器頂部注水系の設置
原子炉ウェルに注水することで格納容器トップヘッドフランジを冷却する格納容器頂部注水系を設置する。本設備によって水素漏えいは防止できないが，格納容器トップヘッドフランジのシール材の熱劣化を緩和し，格納容器から原子炉建屋原子炉棟への水素漏えいを抑制する設計とする。格
納容器頂部注水系には常設と可搬型がある。
格納容器頂部注水系（常設）は，重大事故等発生時に常設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡水貯槽を水源として原子炉ウェルに注水すること
で，格納容器トップヘッドフランジ部を冷却する設計とする。
格納容器頂部注水系（可搬型）は，重大事故等発生時に原子炉建屋外から代替淡水貯槽を水源として可搬型代替注水大型ポンプにより原子炉ウェルに注水することで，格納容器トップヘッドフランジ部を冷却する設計と
する。

(4)

原子炉建屋原子炉棟トップベント設備の設置
原子炉建屋原子炉棟トップベント設備を自主対策設備として設置する。
本設備は放射性物質の低減効果はないが，仮に原子炉建屋原子炉棟内の水
3.10-318素濃度が上昇した場合においても，原子炉建屋原子炉棟6階天井部の水素を外部へ排出することで，水素の建屋内滞留を防止する設計とする。

3.10-419

3.10.2

重大事故等対処設備

3.10.2.1
3.10.2.1.1

静的触媒式水素再結合器
設備概要

静的触媒式水素再結合器は，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内の水素濃度上昇を抑制し，水素爆発を防止する機能を有する。この設備は，触媒カートリッジ，ハウジングで構成し，運転員による起動操作を行うことなく，格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした水素と酸素を触媒反応によって再結合させる設備である。
静的触媒式水素再結合器の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，中央制御室から監視可能な設計とする。また，静的触媒式水素再結合器動作監視装置は代替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及び静的触媒式水素再結合器動作監視装置に関する概要図を第3.10-1図，2図に，重大事故等対処設備一覧を第3.10-1表に示す。

触媒カートリッジ（ハウジングに内蔵）
第3.10-1図

ハウジング

静的触媒式水素再結合器概要図

3.10-5

20

凡例
原子炉建屋
TE

TE

：温度検出器

TE

中央制御室へ：盤

静的触媒式水素再結合器

：電気信号
TE

TE

中央制御室へ

ドライウェル

原子炉圧力容器

中央制御室

指 示
記 録

サプレッション・チェンバ第3.10-2図

静的触媒式水素再結合器動作監視装置の概要図

3.10-621

第3.10-1表

静的触媒式水素再結合器及び静的触媒式水素再結合器動作監視装置に関する重大事故等対処設備一覧

設備区分

設備名

主要設備

静的触媒式水素再結合器【常設】静的触媒式水素再結合器動作監視装置【常設】

付属設備

―

水源

―

流路

―

注水先

―

電源設備 ＊1

常設代替交流電源設備
常設代替高圧電源装置【常設】軽油貯蔵タンク【常設】常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプ【常設】可搬型代替交流電源設備
可搬型代替低圧電源車【可搬】
常設代替直流電源設備
緊急用直流125V蓄電池【常設】
可搬型代替直流電源設備
可搬型代替低圧電源車【可搬】
可搬型整流器【可搬】
可搬型設備用軽油タンク【常設】タンクローリ【可搬】

計装設備

―

＊1：電源設備については「3.14を示す章）」で示す。

電源設備（設置許可基準規則第57条に対する設計方針

3.10-722

3.10.2.1.2

主要設備の仕様

主要機器の仕様を以下に示す。
(1)

静的触媒式水素再結合器
種類：触媒反応式

水素処理容量：約0.5kg／h／個（水素濃度4.0vol％，100℃，大気圧において）最高使用温度：300℃
個

(2)

数

：24

本体材料

：ステンレス鋼

取付箇所：原子炉建屋原子炉棟6階

静的触媒式水素再結合器動作監視装置兼用する設備は以下のとおり。
・計装設備（重大事故等対処設備）
・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
種

類

：熱電対

計測範囲

：0～300℃

個

：4 ※

数

取付箇所

：原子炉建屋原子炉棟6階※：静的触媒式水素再結合器1個当たり2個（出口及び入口）の熱電対を取り付ける。2個の静的触媒式水素再結合器に対して動作監視装置を取り付けるので，熱電対は4個となる。

3.10-823

3.10.2.1.3

設置許可基準規則第43条への適合方針

3.10.2.1.3.1(1)(ⅰ)

設置許可基準規則第43条第1項への適合方針

環境条件（設置許可基準規則第43条第1項一）要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

静的触媒式水素再結合器及び静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，
原子炉建屋原子炉棟内に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，原子炉建屋原子炉棟内の環境条件を考慮し，第3.10-2表に示す設計とする。なお，静的触媒式水素再結合器は，触媒が湿度及び蒸気により性能低下することを防止するため，触媒粒に疎水コーティングを施す設計とする。

3.10-924

第3.10-2表

想定する環境条件

環境条件

対応

設置場所である原子炉建屋原子炉棟内で想定される温度，圧力，
温度，圧力，湿度，
湿度及び放射線条件に耐えられる性能を確認した機器を使用す
放射線る。
屋外の天候による影響

屋外に設置する設備ではないため，天候による影響は受けない。

海水を通水する系
統への影響

海水を通水することはない。

地震

適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しない設計とする（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）。

風（台風），竜巻， 原子炉建屋原子炉棟内に設置するため，風（台風），竜巻，積雪
積雪，火山の影響 及び火山の影響は受けない。

電磁的障害

機械装置のため，電磁波の影響を受けない。

（53-3-2）(2)(ⅰ)

操作性（設置許可基準規則第43条第1項二）要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるもの
であること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

静的触媒式水素再結合器は，水素と酸素が流入すると触媒反応によって受動的に起動する設備とし，操作不要な設計とする。また，作動状況
は静的触媒式水素再結合器動作監視装置により確認できる設計とする。
3.10-1025

なお，静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，重大事故等発生時において中央制御室にて監視できる設計であり現場又は中央制御室による操作は発生しない。

(3)(ⅰ)

試験及び検査（設置許可基準規則第43条第1項三）
要求事項
健全性及び能力を確認するため，原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

静的触媒式水素再結合器は，第3.10-3表に示すように，原子炉の停止
中に機能・性能検査及び外観検査が可能な設計とする。
静的触媒式水素再結合器は，原子炉の停止中に機能・性能検査として，専用の検査装置を用意し，静的触媒式水素再結合器内の触媒カートリッ
ジを抜き取り，検査装置にセット後，水素を含む試験ガスを通気することで，触媒カートリッジの水素処理性能を確認可能な設計とする。また，原子炉の停止中に，外観検査として触媒カートリッジに異物の付着がな
いこと，ハウジングが設計通りの形状を保持していることを確認可能な設計とする。
（53-5-2，53-7）

3.10-1126

第3.10-3表
原子炉の状態

静的触媒式水素再結合器の試験及び検査

項目

内容

外観検査

触媒カートリッジの外観確認
ハウジングの外観確認

機能・性能検査

触媒カートリッジの水素処理性能確認

停止中

静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，第3.10-4表に示すように，
原子炉の停止中に機能・性能検査が可能な設計とする。
静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，原子炉の停止中に機能・性能検査として，検出器の絶縁抵抗測定，温度1点確認及び模擬入力による計器校正が可能な設計とする。

第3.10-4表
原子炉の状態
停止中

静的触媒式水素再結合器動作監視装置の試験及び検査項目

機能・性能検査内容
絶縁抵抗測定温度1点確認計器校正（53-5-3）(4)(ⅰ)

切り替えの容易性（設置許可基準規則第43条第1項四）
要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設
備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に

3.10-1227示す。

静的触媒式水素再結合器は重大事故等発生時における原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度上昇抑制機能としてのみ使用することとし，本来の用
途以外の用途に使用しない設計とする。また，静的触媒式水素再結合器
動作監視装置は，重大事故等発生時における静的触媒式水素再結合器の動作確認に使用するものであり，本来の用途以外の用途には使用しない設計とする。そのため，静的触媒式水素再結合器，静的触媒式水素再結合器動作監視装置について，切替操作は発生しない。

(5)
(ⅰ)

悪影響の防止（設置許可基準規則第43条第1項五）
要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

静的触媒式水素再結合器は，他の設備と独立して原子炉建屋原子炉棟6階壁面近傍に機器単独で設置することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，静的触媒式水素再結合器は，水素が存在しないと再結合反応を起こすことはなく，原子炉の運転中に他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。重大事故発生時に原子炉建屋原子炉棟6階に水素が漏えいした場合は，静的触媒式水素再結合器が再結合反応により温度上昇するが，重大事故等発生時に使用する設備の機能に影響を与えるよ
3.10-1328

うな温度範囲となる位置に配置しないことで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。なお，水素の再結合により発生した水は蒸気として
静的触媒式水素再結合器出口より排出されるため，他の設備に悪影響を及ぼさない。
（53-3-2）

静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，遮断器又はヒューズによる
電気的な分離を行うことで，他の設備に電気的な悪影響を及ぼさない設計とする。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
水素再結合器内への水素ガス流入流路に対して十分小さくすることで，静的触媒式水素再結合器の水素処理性能に影響を及ぼさない設計とする。
（53-7）(6)(ⅰ)

設置場所（設置許可基準規則第43条第1項六）要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

静的触媒式水素再結合器は，触媒反応によって受動的に運転される設備とし，現場における操作は発生しない。
3.10-1429

静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，重大事故等発生時において中央制御室にて監視できる設計であり現場における操作は発生しない。

3.10-1530

3.10.2.1.3.2(1)(ⅰ)

設置許可基準規則第43条第2項への適合方針

容量（設置許可基準規則第43条第2項一）要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.2

容量等」に示す

静的触媒式水素再結合器は，重大事故等の発生時に格納容器から原子
炉建屋原子炉棟内に水素が漏えいした場合において，原子炉建屋原子炉
棟での水素爆発を防止するために，原子炉建屋原子炉棟6階の水素濃度を可燃限界未満に制御するために必要な水素処理容量を有する設計とする。
また，静的触媒式水素再結合器は，原子炉建屋原子炉棟6階内の水素の効率的な除去を考慮して，原子炉建屋原子炉棟6階に分散させた配置とする。
静的触媒式水素再結合器は重大事故等発生時に格納容器内に存在する
ガス状よう素による性能低下を考慮し，必要な水素処理容量に裕度をもたせた容量を有する個数を配備する。個数の設定にあたっては，水素発生量として燃料有効部被覆管（ＡＦＣ）100％に相当する1,400kgとする。
また，発生した水素が格納容器から原子炉建屋原子炉棟に漏えいする格
納容器漏えい率としては，格納容器圧力2Pd（設計圧力の2倍）における格納容器漏えい率である約1.4％／dayに余裕を考慮し10％／dayとする。
これらに加えて，反応阻害物質ファクタ 0.5を考慮し，静的触媒式水素再結合器の個数は，上記で示す水素漏えい量において原子炉建屋原子炉
棟6階を可燃限界未満に処理することができる「24個」とする。
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の出3.10-1631

入口に熱電対1個ずつ設置：計2個）は，静的触媒式水素再結合器作動時に想定される温度範囲を監視可能な設計とし，位置的分散を考慮して，原子炉建屋原子炉棟6階の両壁面に分散配置した静的触媒式水素再結合器のうち，それぞれ1個（計2個）に設置する設計とする。
（53-3-2，53-6-5）

(2)
(ⅰ)

共用の禁止（設置許可基準規則第43条第2項二）
要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

敷地内に二以上の発電用原子炉施設はないことから，静的触媒式水素再結合器及び静的触媒式水素再結合器動作監視装置は共用しない。

(3)
(ⅰ)

設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第43条第2項三）要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
3.10-17

32

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

静的触媒式水素再結合器は重大事故緩和設備であり，同一目的の設計
基準事故対処設備はない。
静的触媒式水素再結合器動作監視装置は熱電対方式であり，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触媒式及び熱伝導式の原子炉建屋水素濃度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階の床面付近に設置する静的
触媒式水素再結合器動作監視装置に対して原子炉建屋水素濃度は，原子
炉建屋原子炉棟6階の天井付近，地下1階及び2階に設置することで位置的分散を図り，地震，火災，溢水等の共通要因故障によって同時に機能を損なわない設計とする。
（53-2-2）（53-3-2）

3.10-1833

3.10.2.2
3.10.2.2.1

原子炉建屋水素濃度
設備概要

原子炉建屋水素濃度は炉心の著しい損傷が発生し，ジルコニウム－水反応等で短期的に発生する水素及び水の放射線分解等で長期的に緩やかに発生し続ける水素が格納容器から原子炉建屋原子炉棟へ漏えいした場合に，原子炉
建屋原子炉棟において，水素濃度が変動する可能性のある範囲で測定を行い，中央制御室において連続監視できる設計とする。また，原子炉建屋水素濃度は代替電源設備からの給電が可能な設計とする。
原子炉建屋水素濃度に関する系統概要図を第3.10-3図に，重大事故等対処
設備一覧を第3.10-5表に示す。

3.10-1934

第 3.10-3 図

原子炉建屋水素濃度の系統概要図

3.10-2035

第3.10-5表

原子炉建屋水素濃度に関する重大事故等対処設備一覧

設備区分

設備名

主要設備
附属設備
水源
流路

原子炉建屋水素濃度【常設】
―
―
―

注水先
電源設備 ＊1―
常設代替交流電源設備
常設代替高圧電源装置【常設】軽油貯蔵タンク【常設】常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプ【常設】可搬型代替交流電源設備
可搬型代替低圧電源車【可搬】
常設代替直流電源設備
緊急用直流125V蓄電池【常設】
可搬型代替直流電源設備
可搬型代替低圧電源車【可搬】
可搬型整流器【可搬】
可搬型設備用軽油タンク【常設】タンクローリ【可搬】―

計装設備＊1：電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第57条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.10-2136

3.10.2.2.2

主要設備の仕様

主要設備の仕様を以下に示す。
(1)

原子炉建屋水素濃度兼用する設備は以下のとおり。
・計装設備（重大事故等対処設備）
・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
種類

計 測 範 囲

触媒式，熱伝導式
触媒式：0～10vol%熱伝導式：0～20vol%
個

数

触媒式

：2

熱伝導式：3
取 付 箇 所

触媒式

：原子炉建屋原子炉棟6階

熱伝導式：原子炉建屋原子炉棟2階
原子炉建屋原子炉棟地下1階

3.10-2237

3.10.2.2.3

設置許可基準規則第43条への適合方針

3.10.2.2.3.1(1)

設置許可基準規則第43条第1項への適合方針

環境条件（設置許可基準規則第43条第1項一）

(ⅰ)

要求事項
想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

原子炉建屋水素濃度は，原子炉建屋原子炉棟内に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，原子炉建屋原子炉棟内の環境条件を考慮し，以下の第3.10-6表に示す設計とする。

第3.10-6表想定する環境条件

環境条件

対応

設置場所である原子炉建屋原子炉棟内で想定される温度，圧力，
温度，圧力，湿度，
湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用す
放射線る。
屋外の天候による影
屋外に設置する設備ではないため，天候による影響は受けない。
響
海水を通水する系統
海水を通水することはない。
への影響
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しない設計
地震とする。（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）。
風（台風），竜巻， 原子炉建屋原子炉棟内に設置するため，風（台風），竜巻，積雪
積雪，火山の影響
及び火山の影響は受けない。
重大事故等が発生した場合においても，電磁波による影響を考慮
電磁的障害した設計とする。

3.10-2338

（53-3-2～9）(2)(ⅰ)

操作性（設置許可基準規則第43条第1項二）要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるもの
であること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

原子炉建屋水素濃度は，重大事故等発生時において中央制御室にて監視できる設計であり現場又は中央制御室における操作は発生しない。

(3)
(ⅰ)

試験及び検査（設置許可基準規則第43条第1項三）
要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

原子炉建屋水素濃度は，第3.10-7表に示すように原子炉の停止中に機能・性能検査が可能な設計とする。検出器の機能・性能検査として，基準ガスによる校正及び模擬入力による計器校正を行う。
3.10-2439

第3.10-7表
原子炉の状態
停止中

原子炉建屋水素濃度の試験及び検査性
項目

機能・性能検査内容
基準ガス校正計器校正（53-5-4）(4)(ⅰ)

切り替えの容易性（設置許可基準規則第43条第1項四）
要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設
備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

原子炉建屋水素濃度は，本来の用途以外の用途には使用しない設計と
する。

(5)
(ⅰ)

悪影響の防止（設置許可基準規則第43条第1項五）
要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等に

3.10-2540

ついて」に示す。

原子炉建屋水素濃度は，遮断器又はヒューズによる電気的な分離を行うことで，他の設備に電気的な悪影響を及ぼさない設計とする。

(6)
(ⅰ)

設置場所（設置許可基準規則第43条第1項六）要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

原子炉建屋水素濃度は，重大事故等発生時において中央制御室にて監視できる設計であり現場における操作は発生しない。

3.10-2641

3.10.2.2.3.2(1)(ⅰ)

設置許可基準規則第43条第2項への適合方針

容量（設置許可基準規則第43条第2項一）要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.2

容量等」に示す。

原子炉建屋水素濃度は，炉心損傷時に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，静的触媒式水素再結合器による水素濃度低減（可燃限界である4vol％未満）をトレンドとして連続的に監視できることが主な役割であることから，原子炉建屋原子炉棟6階において0～10vol％を計測可能な設計とする。なお，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
散して設置するとともに，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，地下1階のエリアにも設置し，水素の早期検知及び滞留状況を把握するために0～20vol％が計測可能な設計とする。
（53-3-2～5）（53-6-7～8）

(2)
(ⅰ)

共用の禁止（設置許可基準規則第43条第2項二）
要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等内の他の発
3.10-2742

電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

敷地内に二以上の発電用原子炉施設はないことから，原子炉建屋水素
濃度は共用しない。

(3)(ⅰ)

設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第43条第2項三）要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

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，地下1階及び2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結合器動作
監視装置は，原子炉建屋原子炉棟6階床面付近に設置することで位置的分
3.10-2843

散を図り，地震，火災，溢水等の共通要因故障によって同時に機能を損なわない設計とする。
（53-2-2）（53-3-2～5）

3.10-2944

3.10.3 その他設備
3.10.3.1 格納容器頂部注水系
3.10.3.1.1 設備概要
炉心の著しい損傷が発生した場合において，格納容器頂部を冷却することで格納容器外への水素漏えいを抑制し，原子炉建屋原子炉棟の水素爆発を防止するため，格納容器頂部注水系を設ける。なお，本設備は事業者の自主的な取り組みで設置するものである。
格納容器頂部注水系は，原子炉ウェルに注水し，格納容器トップヘッド
フランジのシール材を格納容器外部から冷却することを目的とした系統である。格納容器頂部注水系(常設）は，常設低圧代替注水ポンプ等で構成しており，炉心の著しい損傷が発生した場合において，代替淡水貯槽を水源として原子炉ウェルに注水し格納容器頂部を冷却することで，格納容器頂部からの水素漏えいを抑制する設計とする。
また，格納容器頂部注水系(可搬型）は，可搬型代替注水大型ポンプ等で構成しており，炉心の著しい損傷が発生した場合において，代替淡水貯槽を水源として原子炉ウェルに注水し格納容器頂部を冷却することで，格納容器頂部からの水素漏えいを抑制する設計とする。

3.10.3.1.2 他設備への悪影響について
格納容器頂部注水系を使用することで，原子炉ウェルに水が注水される。
この際，悪影響として懸念されるのは，以下の通りである。
・格納容器温度が200℃のような過温状態で常温の水を原子炉ウェルに注水することから，格納容器トップヘッドフランジ部を急冷することによる鋼材部の熱収縮による応力発生に伴う格納容器閉じ込め機能への影響
・格納容器トップヘッドフランジ部を冷却することにより，格納容器トップ
3.10-3045

ヘッドフランジからの水素漏えいを抑制することから，原子炉建屋原子炉棟6階への漏えいが減少する一方で，原子炉建屋原子炉棟下層階（2階，地下1階）への漏えい量が増加することによる原子炉建屋原子炉棟水素爆発防止機能への影響
・原子炉ウェルへ注水した水が蒸発し，原子炉建屋原子炉棟6階に水蒸気が滞留することで，静的触媒式水素再結合器が設置されている原子炉建屋原子炉棟6階への下層階から漏えいした水素の流入が阻害されることによる原
子炉建屋原子炉棟水素爆発防止機能への影響
このうち，格納容器トップヘッドフランジ部急冷による格納容器閉じ込め機能への影響については，格納容器トップヘッドフランジ締付ボルト冷却時の発生応力を評価した結果，ボルトが急冷された場合でも応力値は降
伏応力を下回っていることからボルトが破損することはない。
また，格納容器トップヘッドフランジからの水素漏えいを防ぐことによる，原子炉建屋水素爆発防止機能への影響については，水素の漏えい箇所
を原子炉建屋原子炉棟下層階（2階，地下1階）のみとして原子炉建屋原子炉棟内の水素挙動を評価し，下層階で水素が滞留しないこと及び可燃限界に至ることはないことを確認した。このため，原子炉建屋原子炉棟水素爆発防止機能に悪影響を与えない。
原子炉ウェルに溜まった水が蒸発することによる原子炉建屋水素爆発防止機能への影響については，原子炉建屋ガス処理系による混合効果が大き
く，原子炉建屋原子炉棟6階に水蒸気が滞留することはないため，水素の流入に悪影響を与えない。
（53-7）

3.10-3146

53-1

SA設備基準適合性

53-1-1

一覧表

47

東海第二発電所

SA 設備基準適合性一覧表（常設）類型化区分

環境温度・湿度・圧力/
屋外の天候/放射線

原子炉建屋原子炉棟内

Ｂ

荷重(有効に機能を発揮する)―

海水(海水を通水しない)

対象外

他設備からの影響(周辺機器等からの悪影響により機能を失うおそれがない)―

電磁波による影響（電磁波により機能が損なわれない）―

第静的触媒式水素再結合器

号1

環境条件における健全性

第53条：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

関連資料

53-3 配置図

第操作性(操作不要)

対象外

号

2

第

関連資料

第

項

1

号

3

―

試験・検査(検査性，系統構
成・外部入力)その他

関連資料

53-5 試験及び検査

第

切り替え性

Ｍ

当該系統の使用に当たり系統の切替操作が不要

Ｂｂ

第

号

4

関連資料

第
号

5

悪影響防止

条

43

―

系統設計
その他(飛散物)
関連資料

他設備から独立

Ａｃ

対象外

対象外

53-3 配置図

第設置場所（操作不要）

関連資料

―

対象外

号

6

第

常設SAの容量

重大事故等への対処を本来の目的として設置するもの

号

1

Ａ

53-3 配置図53-6 容量設定根拠

関連資料

第

(共用しない設備)

対象外

号

第

共用の禁止

2

関連資料

第
号

3

共通要因故障防止項

2

環境条件，自然現象，外部人為事象，溢水，火災―(共通要因の考慮対象般備なし)

対象外(サポート系なし)

対象外

サポート系故障
関連資料―

53-1-248

東海第二発電所
第53条：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

第号

環境条件における健全性

1

SA 設備基準適合性一覧表（常設）

静的触媒式水素再結合器動作監視装置

類型化区分

環境温度・湿度・圧力/
屋外の天候/放射線

原子炉建屋原子炉棟内

Ｂ

荷重(有効に機能を発揮する)―

海水(海水を通水しない)

対象外

他設備からの影響(周辺機器等からの悪影響により機能を失うおそれがない)―

電磁波による影響（電磁波により機能が損なわれない）

―

関連資料

53-3 配置図

第操作性（操作不要）

対象外

号

2

第

関連資料

第

項

1

号

3

―

試験・検査(検査性，系統構
成・外部入力)計測制御設備

関連資料

第

切り替え性

Ｊ

53-5 試験及び検査
当該設備の使用に当たり系統の切替操作が不要

Ｂｂ

号

4

第

関連資料

第
号

5

悪影響防止

条

43

系統設計

53-4

系統図

その他
(他の設備と遮断器，ヒューズによる電気的な分離を行う)

Ａｅ

対象外

対象外

その他(飛散物)
関連資料

―

第

設置場所

（操作不要）

関連資料

―

対象外

号

6

第

常設SAの容量

重大事故等への対処を本来の目的として設置するもの

号

1

Ａ

53-3 配置図53-6 容量設定根拠

関連資料

第

(共有しない設備)

対象外

号

第

共用の禁止

2

関連資料

項

2

第
号

共通要因故障防止3―

環境条件，自然現象，外 緩和設備又は防止でも緩和でもない設備―対象(同一目的の部人為事象，溢水，火災
SA設備あり)Ｂ

サポート系故障Ｃａ

対象(サポート系有り)―異なる駆動源又は冷却源
53-2 単線結線図
53-3 配置図

関連資料

53-1-349

東海第二発電所

SA 設備基準適合性一覧表（常設）類型化区分

環境温度・湿度・圧力/
屋外の天候/放射線

原子炉建屋原子炉棟内

Ｂ

荷重(有効に機能を発揮する)―

海水(海水を通水しない)

対象外

他設備からの影響(周辺機器等からの悪影響により機能を失うおそれがない)―

電磁波による影響（電磁波により機能が損なわれない）

―

号

1

環境条件における健全性

原子炉建屋水素濃度

第第53条：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

関連資料

53-3 配置図

第操作性（操作不要）

対象外

号

2

第
第
項

1

号

3

関連資料

―

試験・検査(検査性，系統構
成・外部入力)計測制御設備

関連資料

第

切り替え性

Ｊ

53-5 試験及び検査
当該設備の使用に当たり系統の切替操作が不要

Ｂｂ

第

号

4

第
号

5

悪影響防止

条

43

関連資料
系統設計

53-4

系統図

その他
(他の設備と遮断器，ヒューズによる電気的な分離を行う)

Ａｅ

対象外

対象外

その他(飛散物)
関連資料

―

第

設置場所

（操作不要）

関連資料

―

対象外

号

6

第

常設SAの容量

重大事故等への対処を本来の目的として設置するもの

号

1

Ａ

53-3 配置図53-6 容量設定根拠

関連資料

第

(共有しない設備)

対象外

号

第

共用の禁止

2

関連資料

第
号

3

共通要因故障防止項

2―

環境条件，自然現象，外 緩和設備又は防止でも緩和でもない設備―対象(同一目的の部人為事象，溢水，火災
SA設備あり)Ｂ

サポート系故障Ｃａ

対象(サポート系有り)―異なる駆動源又は冷却源
53-2 単線結線図
53-3 配置図

関連資料

53-1-4

50

53-2

単線結線図

53-2-151

第 53-2-1 図

単線結線図（交流電源設備）

53-2-252

中性子計測用
分電盤2A±24V A系
蓄電池

計装用
変圧器

充
電
器

M

・原子炉建屋水素濃度（6階）

緊急用計
装用電源

緊急用
電源切替盤

M

D/G

MCC 2D系

M/C 2D

緊急用M/C

緊急用断路器

緊急用MCC★
可搬型代替
交流電源設備

常設代替交流電源設備★

可搬型代替低圧電源車

注： 位置的分散を図った
２箇所設置

可搬型代替低圧電源車
接続盤

充
電
器

中性子計測用
分電盤2B±24V B系
蓄電池

可搬型代替交流電源設備

D/G

常用所内
電気設備より所内電気設備【常用系】

M/C 2E

154kV系
予備変圧器より※1

D/G

計装用電源 2B系

計装用
変圧器

電気設備
【区分Ⅱ】

非常用
動力
変圧器 非常用所内

(2D)

常用所内
電気設備より（ 常設代替高圧電源装置）

MCC 2C系

緊急用直流
125V充電器

D/G

可搬型代替
交流電源設備★

D/GP/C 2D

緊急用
電源切替盤

緊急用
動力
変圧器

代替所内
電気設備

D/G

緊急用P/C

非常用
動力
変圧器

M/C 2C(2C)

D/G

P/C 2C

D/G

計装用電源 2A系

非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

※1

常用所内
電気設備よりD/G

計装用電源 HPCS

：断路器

：遮断器

：ディーゼル発電機

【凡例】
D/G

非常用所内
電気設備
【区分Ⅲ】

非常用
動力
変圧器

M/C HPCS(HPCS)

MCC HPCS

D/G

：切替装置

：配線用遮断器

緊急用
MCC

充
電
器

第 53-2-2 図

53-2-3

※

※

緊急用
電源切替
盤

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

緊急用
無停電
電源装置

緊急用直流125V計装分電盤

緊急用直流125V MCC

代替所内
電気設備

緊急用直流125V配電盤

直流125V
蓄電池2A

所内常設直流電源設備（蓄電池）区分Ⅰ

常設代替直流電源設備
（蓄電池）

緊急用直流
125V蓄電池（区分Ⅰ）
480V母線

直流125V配電盤2A

非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

２Ａ系
無停電
電源装置

直流125V分電盤 2A系

緊急用
電源切替
盤

直流125V M CC 2A系

充
電
器

（区分Ⅰ）
480V母線

予
備

充
電
器

※

（区分Ⅱ）
480V母線

緊急用
電源切替
盤

（区分Ⅰ）
480V母線（）

単線結線図（直流電源設備）

53

（区分Ⅲ）
480V母線

２Ｂ系
無停電
電源装置

※

直流125V配電盤2B

直流125V
蓄電池2B

★

D/G

【凡例】

D/G

可搬型代替低圧電源車

可搬型代替低圧電源車
接続盤
注： 位置的分散を図った
２箇 所設置：切替装置：配線用遮断器：遮断器：ディーゼル発電機

可搬型代替直流電源設備

変圧器

P /C 2C・2D及び緊急用P/Cへ

非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】

可搬型整流器所内常設直流電源設備（蓄電池）区分Ⅱ

緊急用
電源切替
盤

直流125V分電盤 2B系

可搬型代替
直流電源設備★

★
可搬型代替
直流電源設備

可搬型代替
直流電源設備
用電源切替盤

充
電
器

（区分Ⅱ）
480V母線

53-3

配置図53-3-154

第 53-3-1 図

静的触媒式水素再結合器配置図（原子炉建屋原子炉棟 6 階）

53-3-255

第 53-3-2 図

水素濃度検出器配置図（原子炉建屋原子炉棟 6 階）

53-3-356

第 53-3-3 図

水素濃度検出器配置図（原子炉建屋原子炉棟 2 階）

53-3-457

第 53-3-4 図

水素濃度検出器配置図（原子炉建屋原子炉棟地下 1 階）

53-3-5

58

53-4

系統図

53-4-1591.

計装設備の系統概要図
静的触媒式水素再結合器動作監視装置，原子炉建屋水素濃度の系統概要図を第 53-4-1 図及び第 53-4-2 図に示す。
凡例
原子炉建屋
TE

TE

：温度検出器

TE

中央制御室へ：盤

静的触媒式水素再結合器

：電気信号
TE

TE

中央制御室へ

ドライウェル

原子炉圧力容器

中央制御室

指 示
記 録

サプレッション・チェンバ第 53-4-1 図

静的触媒式水素再結合器動作監視装置の系統概要図

53-4-260

凡例
中央制御室へ

H2E

H2E：原子炉建屋水素濃度

H2E：盤
ドライウェル：電気信号
原子炉圧力容器中央制御室へ

中央制御室
指 示
記 録

H2E

H2E

サプレッション・チェンバ第 53-4-2 図

H2E

原子炉建屋水素濃度の系統概要図

53-4-361

53-5

試験及び検査53-5-162

熱電対※ＰＡＲハウジングの点検ハッチから触媒カートリッジを抜き取り，試験装置に取り付ける。
※触媒カートリッジ単体に水素を含む試験ガスを供給し，再結合反応による温度上昇を計測する。

第 53-5-1 図

静的触媒式水素再結合器の試験及び検査

53-5-263

○計装設備の試験・検査について

中央制御室

現場

熱電対

タッチパネル

演算装置

①

データ表示
装置

②

検査用計器
（温度計）

①検出器の温度 1 点確認，絶縁抵抗測定を実施（点検・検査）②演算装置への模擬入力による校正を実施（点検・検査）

第 53-5-2 図

静的触媒式水素再結合器動作監視装置の試験及び検査

現場

水素濃度計

中央制御室

演算装置

演算装置

タッチパネル

基準ガス

データ表示
装置
①

①基準ガスによる校正及び模擬入力による計器校正を実施（点検・検査）

第 53-5-3 図

原子炉建屋水素濃度の試験及び検査

53-5-364

53-6

容量設定根拠53-6-165

名称

静的触媒式水素再結合器

水素処理容量kg／h／個約0.5（水素濃度4.Ovo1％，100℃，大気圧において）最高使用温度

℃

300

個数

個

24

【設定根拠】
静的触媒式水素再結合器は，常設重大事故等対処設備として設置する。
静的触媒式水素再結合器は，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
子炉棟内の水素濃度上昇を抑制し，水素爆発を防止する機能を有する。この設備は，触媒
カートリッジ，ハウジング等の静的機器で構成し，運転員による起動操作を行うことなく，格納容器から原子炉建屋原子炉棟に漏えいした水素と酸素を触媒反応によって再結合させる。
1.

水素処理容量東海第二発電所においては，触媒カートリッジが静的触媒式水素再結合器1個につき22枚設置される静的触媒式水素再結合器-22タイプを採用する。メーカによる開発試験を通じて，ＮＩＳ社製静的触媒式水素再結合器の1個当たりの水素処理容量は，水素濃度，雰囲気圧力，雰囲気温度に対して，以下の式で表される関係にあることが示されている。
静的触媒式水素再結合器の基本性能評価式
DR = A ×

CH2
100

1.307

P

× × 3600 × SF………………式（1）TDR：水素処理容量（kg／h／個）

A

：定数

CH2

：静的触媒式水素再結合器入口水素濃度（vol％）P：圧力（10５ Pa）

T：温度（K）

SF：スケールファクタ

スケールファクタSFについて，東海第二発電所は静的触媒式水素再結合器-22タイプを採用し，静的触媒式水素再結合器には各々22枚の触媒カートリッジが装荷されるため，SF＝（22／88）となる。スケールファクタの妥当性については53-7の「別紙2反応阻害物質ファクタについて」で示す。
これらに以下の条件を想定し，静的触媒式水素再結合器の水素処理容量を算出する。
・水素濃度CH2
水素の可燃限界濃度4vo1％未満に低減するため，4vo1％とする。
・圧力P
重大事故等発生時の原子炉建屋原子炉棟の圧力は格納容器からのガスの漏え

53-6-266

いにより大気圧よりわずかに高くなると考えられるが，保守的に大気圧（101,325Pa）とする。
・温度T
保守的に100℃（373.15K）とする。
以上により，静的触媒式水素再結合器1個当たりの水素処理容量は，0.5kg／h／個（水素濃度4vo1％，大気圧=101,325Pa，温度100℃=373.15K）となる。
2.

最高使用温度
静的触媒式水素再結合器の最高使用温度として300℃を設定する。
静的触媒式水素再結合器は水素再結合反応により発熱するため，雰囲気水素濃度の上昇により温度も上昇する。静的触媒式水素再結合器の設置目的は原子炉建屋原子炉棟の水素爆発防止であり，水素の可燃限界濃度である4vol％時における静的触媒式水素再結合器の温度が300℃以下であることから，最高使用温度を300℃と設定する。
詳細は53-7の「別紙13.

静的触媒式水素再結合器の性能確認試験について」で示す。

個数
実機設計（静的触媒式水素再結合器の個数を踏まえた設計）においては，反応阻害物
質ファクタを乗じた式（2）を用いる。反応阻害物質ファクタとは，重大事故等発生時に格納容器内に存在するガス状よう素による静的触媒式水素再結合器の性能低下を考慮したものであり，当社の設計条件においては，保守的に格納容器内のよう素濃度の条件で実施した試験結果に基づいて「0.5」とする。
実機設計における性能評価式.

DR = A ×× × 3600 × SF × F…………式（2）DR：水素処理容量（kg/h/個）

A

：定数（

CH2

：静的触媒式水素再結合器入口水素濃度（vo1％）

P：圧力（105Pa）

T：温度（K）

SF：スケールファクタ）

Finhibit ：反応阻害物質ファクタ（-）１）必要個数の計算
格納容器からの水素漏えい量を以下のように想定し，これと水素処理量が釣り合うよ
うに個数を設定する。なお，必要個数の評価に当たっては，静的触媒式水素再結合器の水素処理容量に重大事故等発生時の反応阻害物質ファクタとして0.5を乗じた水素処理
量を用いる。
・水素の発生量:約1400kg （燃料有効部被覆管（AFC）100％に相当する水素発生量）
・原子炉格納容器の漏えい率:10vol％／day
・反応阻害物質ファクタFinhibit=0.5
・水素処理量=0.5kg／h／個×0.5

53-6-367

=0.25kg／h／個・必要個数=（約1400kg×10％／day）／（24h／day）／0.25kg／h／個=23.3個
これより，静的触媒式水素再結合器の必要個数は24個以上を設置個数とする。
２）水素濃度を可燃限界以下にできることの確認
上記水素処理容量及び個数により，原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度を可燃限界以下に抑制できることを，解析評価により確認している。詳細は53-7の「2.1.4

原子炉建

屋の水素挙動」で示す。

53-6-468

・静的触媒式水素再結合器動作監視装置
(1)

設置目的
水素濃度制御設備として，原子炉建屋原子炉棟6階に静的触媒式水素再結合器を設置し，重大事故等の発生時に格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に水素が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，水素爆発を防止する設計とする。そのため，静的触媒式水素再結合器の動作確認を行うことを目的に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,中央制御室で監視可能な設計とする。

(2)

設備概要
静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，重大事故等対処設備の機能を有しており，静的触媒式水素再結合器動作監視装置の検出信号は，熱電対にて温度を電気信号に変換した後，静的触媒式水素再結合器動作状態を中央制御室及び緊急時対策所に指示し，記録する。(第53-6-1図「静的触媒式
水素再結合器動作監視装置の概略構成図」参照。)
中央制御室
熱電対
演算装置

指

記

示

録 (注 1)

緊急時対策所記

設計基準対象施設
重大事故等対処設備

録 (注 2)（注 1）データ伝送装置（注 2）緊急時対策支援システム伝送装置

設計基準対象施設及び重大事故等対処設備

第53-6-1図静的触媒式水素再結合器動作監視装置の概略構成図
53-6-5

69

(3)

計測範囲
静的触媒式水素再結合器動作監視装置の仕様を第53-6-1表に，計測範囲
を第53-6-2表に示す。

第53-6-1表
名称
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の仕様

検出器の種類

計測範囲

個数

取付箇所

熱電対

0～300℃

4※

原子炉建屋
原子炉棟6階※：2個 の静的触媒式水素再結合器に対して，出入口に1個設置

第53-6-2表静的触媒式水素再結合器動作監視装置の計測範囲
原子炉の状態 ※１ と予想変動範囲

名称

静的触媒式水素再結合器
動作監視装置

計測範囲

0～300℃

設計基準事故時
通常運転時 （運転時の異常な過渡変化時を含む）――

重大事故等時
炉心損傷
前

―

炉心損傷
後

計測範囲の設定に関する考え方

重大事故等時において，
静的触媒式水素再結合
300℃以下 器の最高使用温度（300℃）を監視可能である。

※1：原子炉の状態の定義は，以下のとおり。
・通常運転時：計画的に行われる起動，停止，出力運転，高温停止，冷温停止，燃料取替等の原子炉施設の運転であって，その運転状態が所定の制限内にあるもの。
・運転時の異常な過渡変化時：原子炉施設の寿命期間中に予想される機器の単一故障若しくは誤動作又は運転員の単一の誤操作，及びこれらと類似の頻度で発生すると予想される外乱によって生ずる
異常な状態。
・設計基準事故時：「運転時の異常な過渡変化」を超える異常な状態であって，発生する頻度は希であるが，原子炉施設の安全設計の観点から想定されるもの。
・重大事故等時：原子炉施設の安全設計の観点から想定される事故を超える事故の発生により，発電用原子炉の炉心の著しい損傷が発生するおそれがある状態又は炉心の著しい損傷が発生した状態。

53-6-670

・原子炉建屋水素濃度
(1)

設置目的
原子炉建屋水素濃度は，炉心の著しい損傷時に水素濃度が変動する可能性のある範囲で水素濃度を監視することを目的として原子炉建屋原子炉棟
内に検出器を設置し，水素濃度を測定する。

(2)

設備概要
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，触媒式又は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に変換することで，原子炉建屋水素濃度を中央制御室に指示し，記録する。(第53-6-2図「原子炉建屋水素濃度の概略構成図」)
中央制御室

触媒式
水素検出器
演算装置

演算装置

指

記

示

録 (注 1)

緊急時対策所記

録 (注 2)

中央制御室

熱伝導式
水素検出器

演算装置

指

記

示

録 (注 1)

設計基準対象施設

緊急時対策所

重大事故等対処設備

記

設計基準対象施設及び重大事故等対処設備

第53-6-2図録 (注 2)（注 1）データ伝送装置（注 2）緊急時対策支援システム伝送装置

原子炉建屋水素濃度の概略構成図
53-6-7

71

(3)

計測範囲
原子炉建屋水素濃度の仕様を第53-6-3表に，計測範囲を第53-6-4表に示す。

名称

第53-6-3表

原子炉建屋水素濃度の仕様

検出器の種類

計測範囲

個数

取付箇所

触媒式

0～10vol％

2

原子炉建屋原子炉棟6階

熱伝導式

0～20vol％

3

原子炉建屋原子炉棟2階:2個
原子炉建屋原子炉棟
地下1階:1個

原子炉建屋
水素濃度

第53-6-4表

原子炉建屋水素濃度の計測範囲
原子炉の状態 ※１ と予想変動範囲

名称

原子炉建屋
水素濃度

計測範囲

0～10vol%，
0～20vol%

通常運転
時

―

設計基準事故時（運転時の異常な過渡変化時を含む）―

重大事故等時
炉心損傷
前

炉心損傷
後

―

4.0vol%未満

計測範囲の設定に関する考え方

重大事故等時において，水素と酸素の可燃限界（水素濃度：4vol%）を監視可能である。

※1：原子炉の状態の定義は，以下のとおり。
・通常運転時：計画的に行われる起動，停止，出力運転，高温停止，冷温停止，燃料取替等の原子炉施設の運転であって，その運転状態が所定の制限内にあるもの。
・運転時の異常な過渡変化時：原子炉施設の寿命期間中に予想される機器の単一故障若しくは誤動作又は運転員の単一の誤操作，及びこれらと類似の頻度で発生すると予想される外乱によって生ずる
異常な状態。
・設計基準事故時：「運転時の異常な過渡変化」を超える異常な状態であって，発生する頻度は希であるが，原子炉施設の安全設計の観点から想定されるもの。
・重大事故等時：原子炉施設の安全設計の観点から想定される事故を超える事故の発生により，発電用原子炉の炉心の著しい損傷が発生するおそれがある状態又は炉心の著しい損傷が発生した状態。

53-6-872

53-7

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について

53-7-(i)

73

目

1.

2.

次

1

基本方針
1.1

要求事項の整理11.2適合のための設計方針

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

水素濃度抑制設備

4
4

2.1.1

水素濃度抑制設備の主要仕様

4

2.1.2

水素濃度抑制設備の設計方針

7

2.1.3

水素濃度抑制設備の設計仕様

10

2.1.4

原子炉建屋原子炉棟の水素挙動

23

2.2

原子炉建屋水素濃度

50

2.2.1

概要

50

2.2.2

主要仕様

50

2.3

参考文献

58

別紙
別紙1

ＰＡＲの性能確認試験について

59

別紙2

反応阻害物質ファクタについて

77

別紙3

ＰＡＲの動作監視について

83

別紙4

ＰＡＲ周辺機器に対する悪影響防止

89

別紙5

局所エリアの漏えいガスの滞留

91

別紙6

格納容器頂部注水系について

100

別紙7

格納容器頂部注水系の効果を考慮した水素挙動について

106

別紙8

小漏えい時の原子炉建屋原子炉棟6階における水素挙動

10953-7-(ii)

74

別紙9

原子炉建屋水素濃度の適用性について

110

別紙10

ＰＡＲの性能維持管理について

114

別紙11

触媒基材（アルミナ）について

119

別紙12

原子炉建屋水素爆発防止対策

121

参考資料
参考1

原子炉建屋原子炉棟6階大物搬入口ハッチについて

124

参考2

原子炉建屋原子炉棟トップベントの設置について

126

参考3

原子炉建屋原子炉棟の水素挙動評価への
ＧＯＴＨＩＣコードの適用性

参考4

原子炉建屋ガス処理系の健全性について

127
151

53-7-(iii)

75

＜概

要＞

1. において，実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則（以下「設置許可基準規則」という。），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（以下「技術基準規則」という。）の要求事
項を明確化するとともに，それら要求に対する東海第二発電所における適合性を示す。

2. において，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について，要求事項に対する適合性について説明する。

53-7-(iv)

76

1.

基本方針

1.1

要求事項の整理
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に関する設置許可基準規則第 53 条及び技術基準規則第 68 条の要求事項を第 1-1 表に示す。

第 1-1 表設置許可基準規則第 53 条及び技術基準規則第 68 条の要求事項
技術基準規則設置許可基準規則

第 53 条（水素爆発による原子炉 第 68 条（水素爆発による原子炉
建屋等の損傷を防止するため建屋等の損傷を防止するため

の設備）

の設備）

発電用原子炉施設には、炉心発電用原子炉施設には、炉心の著しい損傷が発生した場合にの著しい損傷が発生した場合において原子炉建屋その他の原子

おいて原子炉建屋その他の原子炉格納容器から漏えいする気体

炉格納容器から漏えいする気体

状の放射性物質を格納するため状の放射性物質を格納するための施設（以下「原子炉建屋等」の施設（以下「原子炉建屋等」という。）の水素爆発による損という。）の水素爆発による損傷を防止する必要がある場合に傷を防止する必要がある場合には、水素爆発による当該原子炉は、水素爆発による当該原子炉建屋等の損傷を防止するために建屋等の損傷を防止するために必要な設備を設けなければなら必要な設備を施設しなければな

ない。

らない。

53-7-1

備考

－

77

1.2

適合のための設計方針
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，水素濃度制御設備及び水素濃度監視設備を設ける。
(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可能な設計とする。

(2)

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，中央制御室等にて監視可能であり，代替電源設備から給電可能な設計とする。

上記の設備に加え，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自主対策設備として，格納容器頂部の過温破損を防止し，原子炉建屋
原子炉棟への水素漏えいを抑制するために格納容器頂部注水系を設置する。
格納容器頂部注水系には常設と可搬型がある。
格納容器頂部注水系（常設）は，重大事故等発生時に常設低圧代替注水系
ポンプにより，代替淡水貯槽を水源として原子炉ウェルに注水することで，53-7-278

格納容器頂部を冷却できる設計とする。
格納容器頂部注水系（可搬型）は，重大事故等発生時に原子炉建屋外から代替淡水貯槽を水源として可搬型代替注水大型ポンプにより原子炉ウェルに注水することで，格納容器頂部を冷却できる設計とする。

53-7-379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，触媒反応を用いて可燃性ガス（水素，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填しており，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主要仕様を第2.1.1-1表，ＰＡＲ概要図を第2.1.1-1図に示す。
53-7-480

第2.1.1-1表ＰＡＲ主要仕様ａ．ハウジング
全高
幅
奥行
材料

ステンレス鋼ｂ．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個当たり）

ｃ．触媒
触媒基材

アルミナ

触媒

パラジウム

ｄ．水素処理容量

約0.50kg／h／個（水素濃度4vo1％，大気圧，温度100℃において）ｅ．最高使用温度

300℃

53-7-5

81

フード
点検ハッチ

ブラケット

触媒

第2.1.1-1図ＰＡＲ概要図53-7-682

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設計とする。
水素の格納容器からの漏えい量は，事故シナリオに依存するが，有効性評
価結果（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，第2.1.2-1表に示すとおり，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。

第2.1.2-1表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1400kg（ＡＦＣ（燃料有効部被覆管）100％相当）

約700kg（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）①

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
53-7-783

る原子炉注水を開始し，直ちに炉心は冷却されるため，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。

②

格納容器漏えい率について
重大事故等発生時に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，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，ＡＦＣ100％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，ＰＡＲを設計する。
（ＡＥＣの式）

L = L0Pt 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53-7-884

Tt：格納容器内温度
Tb：格納容器設計温度

53-7-985

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の設計仕様を第2.1.3-1表に示す。

第2.1.3-1表(1)

ＰＡＲ設計仕様項目

仕様

水素処理容量0.50kg／h／個ＰＡＲ設置個数

24個

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）

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。

DR = A ×

CH2
100

1.307

P

× × 3600 × SF
T

式（2.1）

DR ：水素処理容量（kg／h／個）
A ：定数
CH2 ：ＰＡＲ入口水素濃度（vo1％）
P ：圧力（10 ５ Pa）
T ：温度（K）
SF ：スケールファクタ式（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
53-7-1086

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ＰＡＲ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（別紙1）。

これらに第2.1.3-2表の条件を設定し，ＰＡＲ1個当たりの水素処理容量
は，0.50kg／h／個（水素濃度4vol％，大気圧，100℃）とする。

第2.1.3-2表

水素処理容量設定根拠

項目
水素濃度

設定根拠
CH2

水素の可燃限界濃度4vol％未満に低減するため，4vol％とす
る。

圧力

P

重大事故等発生時の原子炉建屋原子炉棟の圧力は，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（101325Pa）とする。

温度

T

保守的に100℃（373.15K）とする。

(2)

ＰＡＲ設置個数
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，重大事故等発生時に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（0.50kg／h／個）に0.5を乗じた0.25kg／h／個とする（別紙2）。

DR = A ×

CH2
100

1.307

P

× × 3600 × SF × Fi
T

53-7-11式（2.2）

87

DR ：水素処理容量（kg／h／個）
A ：定数
CH2 ：ＰＡＲ入口水素濃度（vo1％）
P ：圧力（10 ５ Pa）
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）

これに第2.1.2-1表で設定したＰＡＲ設計条件を踏まえ，24個設置する。

個数＝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／個）＝23.3個

また，ＰＡＲの設計方針として，原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度が，可燃限界未満になるように設置することから，上記で設定した個数に対して，評価を行った。

① 評価方法
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予想されるため，原子炉建屋原子炉棟 6 階に対して，評価を実施する。なお，評価に用いるモデルは，第 2.1.3-1 図のとおり。評価対象の空間内は，均一に混合するものとして，質量，エネルギーバランスにより，水素濃度，温度の時間変化を評価する。
53-7-1288

放熱条件：
放熱面積 Aht[m ２ ]水素処理速度 DR h[kg／s]
酸素処理速度 DR 0[kg／s]
水蒸気発生速度 GR s[kg／s]
発熱量 Q in [kJ/s]

建屋条件：
空間容積 Vrb[m ３ ]初期温度 Ti [℃]

温度 Tc[℃]，圧力 P[Pa]，水素量 mh[kg]，酸素量 m o[kg]，
窒素量 mn[kg]，水蒸気量 ms[kg]ＰＡＲ条件：
触媒カートリッジ数 N cr[枚]設置個数 Npar [個]流入条件：
水素流入量 MTh [kg／s]

圧力一定維持のための流出

第 2.1.3-1 図

評価モデル② 評価条件・機能が要求される状態
重大事故等発生時で炉心の著しい損傷が発生した場合において，格納容器破損を防止するための重大事故等対処設備により，炉心損傷後であっても格納容器の健全性を維持するための措置を講じている。したがって，格
納容器の健全性が維持されることにより，原子炉建屋原子炉棟への気体の漏えい率は格納容器設計漏えい率（0.5％／day）に維持されることになる。
しかしながら，本設備の機能が要求される状態としては，重大事故等発生
53-7-1389

時で不測の事態を考慮し，格納容器設計漏えい率を大きく上回る格納容器
漏えい率（10％／day）の状態で水素が原子炉建屋原子炉棟へ漏えいする事
象を想定する。
・水素低減性能に関する評価条件
ＰＡＲについては以下の条件で評価する。
・水素処理容量：0.5kg／h／個・個数：24
本評価に使用するその他の条件を第2.1.3-3表に示す。

第2.1.3-3表
分類

評価条件
単位

条件

格納容器容積想定格納容器漏えい率

m３
％／day

9800
10

圧力
温度
水素濃度
酸素濃度
窒素濃度
水蒸気濃度
空間容積（原子炉建屋原子炉棟 6 階）
初期温度
初期圧力（大気圧）
初期酸素濃度
初期窒素濃度
初期水蒸気濃度kPa[gage]
℃
vol％
vol％
vol％
vol％
m３
℃
kPa[gage]
vol％
vol％
vol％

620 (2Pd)
200
39
0
21
40
29800
40
0
19.47
73.24
7.29

放熱条件

外気温
放熱面積
熱通過率

℃
m２
W／m２ ／K

40
5000
6

ＰＡＲ条件

起動水素濃度
起動酸素濃度
反応阻害物質ファクタ

vol％
vol％
－

1.5
2.5
0.5

格納容器条件

格納容器内雰囲気条
件

建屋条件

項目

③ 評価結果第2.1.3-2図に原子炉建屋原子炉棟6階の水素濃度の時間変化，第2.1.3-3
図に原子炉建屋原子炉棟6階の雰囲気温度の時間変化，及び第2.1.3-4図に原53-7-1490

子炉建屋原子炉棟6階からのガスの流出量の時間変化を示す。
格納容器からのガスの漏えいにより雰囲気温度が上昇するが，外気への放熱とのバランスにより，雰囲気温度は一時的に約41℃の一定値に近づく。格
納容器から漏えいする水素により，原子炉建屋原子炉棟6階雰囲気の水素濃度は上昇するが，約6.3時間後に1.5vol％に到達すると，ＰＡＲによる水素の再結合処理が開始し，水素の再結合による発熱で雰囲気温度が更に上昇する。
原子炉建屋原子炉棟6階からのガスの流出量は，雰囲気温度の上昇率に応じて膨張した気体分だけ増加するが，雰囲気温度が一定値に近づくとともに，格納容器からのガスの漏えい量の約0.05kg／sに近づく結果となる。格納容器からの漏えいエネルギー，水素の再結合による発熱及び外気への放熱量のバランスにより，雰囲気温度は最終的に約58℃の一定値に近づく。一方，格納容器からの水素の漏えい量，水素の再結合処理量，及び原子炉建屋原子炉棟6階からの水素の流出量のバランスにより，雰囲気の水素濃度は最大値
3.1vol％となった後，減少に転じる結果となっている。
以上より，ＰＡＲ24個の設置により，本評価条件において原子炉建屋原子炉棟6階の水素濃度を可燃限界である4vol％未満に低減でき，原子炉建屋原子
炉棟の水素爆発を防止することができる。

53-7-1591

第2.1.3-2図原子炉建屋原子炉棟6階の水素濃度の時間変化

第2.1.3-3図

原子炉建屋原子炉棟6階の雰囲気温度の時間変化

53-7-1692

第2.1.3-4図

原子炉建屋原子炉棟6階からのガス流出量の時間変化

53-7-17

93

(3)

設置箇所
炉心の著しい損傷が発生し，格納容器内に水素が蓄積した状態では，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予想される。
ＰＡＲ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階に設置する。設置箇所の概略配置図を第2.1.3-5図に，設置概要図を第2.1.3-6
図に示す。
なお，ＰＡＲの動作状況を監視することができるよう，ＰＡＲに温度計を設置する（別紙3）。
【考慮事項】
・耐震性確保のため，支持構造物に十分な強度をもって固定できる箇所に設置する。
・十分に性能を発揮できるよう，ＰＡＲの給排気に十分な空間が確保できる箇所に設置する。
・結合反応時に発生する熱の影響により，ＰＡＲの周囲に安全機能を損なう設備がないことを確認する。
・定期検査等において，通行や点検作業の支障とならない箇所に設置する。

53-7-1894

第2.1.3-5図

概略設置図

53-7-1995

第2.1.3-6図

設置概要図

53-7-2096

(4)ＰＡＲ設置の設計フロー
ＰＡＲ設置を検討する際，個数を設定し，現場取付作業性を考慮して設置

位置を設定するが，最終的にはこの配置で水素処理効果を評価して，「空間水素濃度に偏りがないこと」，「可燃限界未満となること」を確認する。確認の結果，性能要求が満足できない場合は，ＰＡＲの配置変更，個数の再検討を行い，再度水素処理効果を評価して設計の妥当性を確認する。ＰＡＲ設置の設計フローを第2.1.3-7図に示す。
第2.1.3-7図で示す「個数・配置決定」は，「2.1.3(2)ＰＡＲ設置個数」で示すとおり，原子炉建屋原子炉棟6階が可燃限界未満になるＰＡＲ必要個数を決定し，「2.1.3 (3)設置箇所」で示すとおり，ＰＡＲによる気流の撹拌効果
及び施工性を踏まえて配置を決定する。しかしながら，この時点では原子炉
建屋原子炉棟6階を１点のモデルとした簡易評価結果による個数，配置決定であるため「仮決定」という位置付けとなる。これら仮決定結果をインプット条件とし，流動解析により空間「空間水素濃度に偏りはないか」，「水素／酸素濃度は可燃限界未満を維持できるか」を確認し，「個数・配置決定」の仮決定結果が妥当であるかを示し，最終決定する設計フローとしている。これら設置位置の妥当性については，「 2.1.4

原子炉建屋原子炉棟の水素挙動」

でＰＡＲの設置位置をモデル化した解析で示す。
これらの検討の結果，ＰＡＲ配置は，「2.1.3(3)設置箇所」の第 2.1.3-5
図，第 2.1.3-6 図と設計した。

53-7-2197

第2.1.3-7図ＰＡＲ設置の設計フロー

53-7-2298

2.1.4

原子炉建屋原子炉棟の水素挙動

ＰＡＲ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。
また，東海第二発電所では炉心損傷を判断した場合，中央制御室での被ばく線量低減の観点から原子炉建屋ガス処理系（以下「ＦＲＶＳ／ＳＧＴＳ」という。）の効果に期待することとしており，より現実的な解析条件として，
ＦＲＶＳ／ＳＧＴＳが起動している場合の水素挙動を確認する。
解析条件を第 2.1.4-1 表から第 2.1.4-4 表に，原子炉建屋原子炉棟の解析モデルを第 2.1.4-1 図及び第 2.1.4-2 図，解析モデルにおける原子炉建屋原
子炉棟 6 階のＰＡＲの配置を第 2.1.4-3 図に示す。
ＰＡＲを設置している 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している。

53-7-2399

第 2.1.4-1 表
No

項目

1

PAR の性能(NIS 製 PAR-22)(1)水素処理容量
DR

ＰＡＲの解析条件
説明

DR

A

CH 2
100

1.307

P
T

(㎏／h／個)A ：定数
CH 2 ：水素濃度(m３ ／h)：圧力―3600 SFDR ：水素処理容量

P

入力値

(％)

（10－５ 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

Finhibit(3)低酸素ファクFタ lowO2(4)起動水素濃度

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。

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。

CO 2
CH 2

FlowO 2

0 .7421

CO2

：酸素濃度

3

0.6090

CO 2
CH 2

2

0 .7046

CO 2
CH 2

0.5
(事故初
期より一
定)
―

0 .026(vol%)

国内試験で起動が確認されている範囲に余裕を見た値。

1.5vol％CH2on(5)起動酸素濃度

2.5vol％同上CO2on(6)起動遅れ

考慮しない

―

2

ＰＡＲ個数

実際の設置個数24 個

3ＰＡＲ設置位置

第 2.1.4-3 図参照―

53-7-24100

第 2.1.4-2 表
No

項目

1

原子炉建屋原子炉棟の条件

2

3

マルチノードモデルの解析条件（1／2）
入力値

備考(1)圧力(初期条件)

大気圧

6 階中心高さにおける圧力を 101.325kPa 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:22,330m３
5 階(西側):2,070m３
5 階(東側):2,490m３
4 階(西側):2,570m３
4 階(東側):4,030m３
3 階(西側):3,260m３
3 階(東側):3,600m３
2 階(西側):1,870m３
2 階(東側):2,520m３
1 階(西側):1,580m３
1 階(東側):1,600m３
地下 1 階(西側):1,760m３
地下 1 階(東側):1,780m３
地下 2 階(西側):1,210m３
地下 2 階(北東側):390m３
地下 2 階(南東側):380m３

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)

第 2.1.4-3 表参照

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)101.325kPa

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)21vol%

乾燥空気の組成(4)窒素濃度(固定)

79vol%

同上

流出条件(外部への漏え
い)
(1)位置

6階

53-7-25101

第 2.1.4-2 表

マルチノードモデルの解析条件（2／2）

No

項目

入力値

備考

4

放熱条件
(1)内壁熱伝達率(原子炉建屋燃料取替床－壁面)

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)1.5W／m／K

コンクリートの物性(4)壁の比熱（固定）1kJ／kg／K

同上(5)壁の密度(固定)2,400kg／m３

同上(6)外壁熱伝達率(壁面－外気)6W／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:1,579.3m２
南北壁:1,475.2m２
天井:1,933.8 m２

躯体図より算出

第 2.1.4-3 表

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

53-7-26102

第 2.1.4-4 表
フロア

ＦＲＶＳ／ＳＧＴＳの解析条件

ＦＲＶＳ吸込み（排気）流量

ＦＲＶＳ戻り（給気）流量[m ／h][m３ ／h]

6階

4,250

4,765

5階（西側）―

497

5階（東側）―

315

4階（西側）―

664

4階（東側）―

1,152

3階（西側）―

580

3階（東側）

4,250

493

2階（西側）―

1,024

2階（東側）

4,250

935

1階（西側）―

261

1階（東側）―

261

地下1階（西側）―

782

地下1階（東側）

4,250

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 ※

17,00013,430※３

ＦＲＶＳ吸込み流量と戻り流量の差分がＳＧＴＳ単体の定格流量。
（17,000 － 13,430 ＝ 3,570m ３ ／h）

53-7-27103

第 2.1.4-1 図

ＧＯＴＨＩＣ解析モデル
53-7-28

ノーディング図104

第 2.1.4-2 図

6 階サブボリューム分割図53-7-29105

第 2.1.4-3 図ＰＡＲ設置箇所

53-7-30106

2.1.4.1(1)

解析条件

格納容器漏えい条件
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」，「b.有効性評価シナリオ包絡条件（格納容器ベント使用時）」，「c.有効性評
価シナリオ包絡条件（代替循環冷却系使用時）」のいずれかを用いる。
ａ．設計条件
格納容器からの漏えい条件を第 2.1.4.1-1 表に示す。格納容器ベントは想定せず，また，格納容器漏えい率 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
成の時間変化を第 2.1.4.1-1 図に示す。
ｂ．有効性評価シナリオ包絡条件（格納容器ベント使用時）
格納容器からの漏えい条件を第 2.1.4.1-2 表に示す。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，第2.1.4.1-2 図から第 2.1.4.1-5 図に示す「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格納容器圧力逃がし装置を用いた除熱を考慮した場合のＭＡＡＰ解析結果の圧力，温度，
ガス濃度をそれぞれ保守側に包絡するように設定する。なお，格納容器
ベント実施により，非凝縮性ガスが格納容器外へ排出されるため，格納容器内雰囲気はほぼ蒸気環境となり，建屋へ漏えいする気体も蒸気となる。これを保守側に包絡するよう格納容器ベント実施時間については，「事故発生 30 時間後」とし，格納容器ベント実施後は，漏えい量を少なく見積もる観点から，15.5kPa（0.05Pd）とする。
ｃ．有効性評価シナリオ包絡条件（代替循環冷却系使用時）

53-7-31107

格納容器からの漏えい条件を第 2.1.4.1-3 表に示す。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，第2.1.4.1-6 図から第 2.1.4.1-9 図に示す「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用いた除熱を考慮した場合のＭＡＡＰ解析結果の圧力，温度，ガス濃度をそれぞれ保守側に包絡するように設定する。

第 2.1.4.1-1 表

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

水蒸気分率[vol％]40

素及び窒素が減少し，その減少分は全て水

窒素分率[vol％]21

蒸気に置き換わる条件とする。

格納容器漏えい率[％／day]

備考

10

第 2.1.4.1-2 表

有効性評価シナリオ包絡条件（格納容器ベント使用時）における漏えい条件
項目

ドライウェルサプレッション・チェンバ

0～30h

30h～

0～30h

30h～

620

15.5

620

15.5

（2Pd）

（0.05Pd）（2Pd）（0.05Pd）

温度[℃]

200

171

200

171

水素分率[vol％]

22

0

28

0

水蒸気分率[vol％]

78

100

72

100

1.5

0.2

1.5

0.2

圧力[kPa[gage]]

格納容器漏えい率[％／day]※
備考※

6 階，2 階の漏えい条件

地下 1 階の漏えい条件

漏えい率はＡＥＣの式より算出

53-7-32108

第 2.1.4.1-3 表

有効性評価シナリオ包絡条件（代替循環冷却系使用時）における漏えい条件
Ｄ／Ｗ
項目

圧力[kPa[gage]]

Ｗ／Ｗ

0～

18～

96～

120～

0～

18～

36～

96～

120～

18h

96h

120h

168h

18h

36h

96h

120h

168h

620

372

248

620

372

248

(2Pd)

(1.2Pd)(0.8Pd)(2Pd)(1.2Pd)(0.8Pd)

温度[℃]

200

171

200

171

水素分率[vol％]

21

25

29

17

水蒸気分率[vol％]

79

75

71

83

格納容器漏えい率[％／day]※
備考
※

1.5

1.2

1.0

6 階，2 階の漏えい条件

1.5

1.2

1.0

地下 1 階の漏えい条件

漏えい率はＡＥＣの式より算出

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

水素濃度は初期 39vol％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

第 2.1.4.1-1 図

漏えいガス組成の時間変化（設計条件）
53-7-33109

格納容器ベント実施までは格納容器圧力を包含するように 620kPa［gage］(2Pd)と設定

格納容器ベント実施によって格納容器内雰囲気はほぼ蒸気となる。
原子炉建屋へ漏えいするガスが蒸気である場合，漏えい量が少ない
方 が 保 守 的 で あ る た め ， 低 めに 包 含 す る よ う に 15.5kPa［ gage］(0.05Pd)と設定

第 2.1.4.1-2 図

格納容器圧力（有効性評価シナリオ包絡条件）（格納容器ベント使用時）

格納容器ベント実施までは格納容器温度を包含するように 200℃と設定
格納容器ベント実施後は，171℃と設定

第 2.1.4.1-3 図

格納容器温度（有効性評価シナリオ包絡条件）
53-7-34110

（格納容器ベント使用時）

格納容器ベント実施後はほぼ蒸気雰囲気となる

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

水素濃度を包絡するように 22vol％と設定

第 2.1.4.1-4 図

ドライウェル組成（有効性評価シナリオ包絡条件）（格納容器ベント使用時）

格納容器ベント実施後はほぼ蒸気雰囲気となる

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

水素濃度を包絡するように 28vol％と設定

第 2.1.4.1-5 図

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）（格納容器ベント使用時）

53-7-35111

格納容器圧力を包含するように，18 時間
後までは 620kPa[gage]（2Pd）と設定

18 時間後から 120 時間後までは372kPa（1.2Pd）と設定
120 時 間 後 か ら 168 時 間 後 ま で は
248kPa[gage]（0.8Pd）と設定

第 2.1.4.1-6 図

格納容器圧力（有効性評価シナリオ包絡条件）（代替循環冷却系使用時）

格納容器温度を包含するように，120 時間
後までは 200℃と設定

120 時間後からは 171℃と設定

第 2.1.4.1-7 図

格納容器温度（有効性評価シナリオ包絡条件）（代替循環冷却系使用時）

53-7-36112

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 96 時間後まで
は 21vol％と設定

第 2.1.4.1-8 図

96 時間後からは 25vol％と設定

ドライウェル組成（有効性評価シナリオ包絡条件）（代替循環冷却系使用時）

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 36 時
間後までは 29vol％と設定

第 2.1.4.1-9 図

36 時間後からは 17vol％と設定

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）（代替循環冷却系使用時）

53-7-37

113

(2)

漏えい箇所
漏えい箇所は以下の格納容器主フランジ及び格納容器ハッチ類の貫通部とする。
・格納容器主フランジ（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）
6 階（格納容器主フランジ）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第 2.1.4.1-4 表に示す。
部屋の位置を第 2.1.4.1-10 図，第 2.1.4.1-11 図に示す。

53-7-38114

第 2.1.4.1-4 表

漏えいフ
ロア

漏えい箇所

口径
[㎜]

周長

水素漏えい量の分配条件
周長割合※2

[㎜]

全

※1

フロア

ウェル
注水
想定時

漏えい量割合※3
全
フロア

ウェル
注水
想定時

漏えいの対
象とする小
部屋

格納容器
6階

西
側
2階

地
下
1階

主フランジ

―

ドライウェ

ドライウェ

ル機器

ル機器ハッ

ハッチ

チ及び CRD

CRD 搬出

搬出ハッチ

ハッチ

のある部屋

東

所員用

側

エアロック

所員用エア
ロックのあ
る部屋
サプレッシ

サプレッシ
西

ョン・チェン側

バ アクセス

ョン・チェ
ンバ アク
セスハッチ

ハッチ

のある部屋

※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=漏えい箇所の周長／各漏えい箇所の周長合計値。
※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。また，6階（格納容器主フランジ）からのみ漏えいする条件については，漏えい量割合を 1 とする。

53-7-39115

第 2.1.4.1-10 図

第 2.1.4.1-11 図

原子炉建屋原子炉棟 2 階

原子炉建屋原子炉棟地下 1 階
53-7-40116

2.1.4.2 解析結果
2.1.4.1 で示した解析条件の組合せから，第 2.1.4.2-1 表に示す 3 ケースを選定し，解析を行った。

第 2.1.4.2-1 表

解析ケース

ケース 1

ケース 2

ケース 3

（ 格納容器 ベント使 用時の 影
響確認）（設計裕度の確認）（ 代替循 環冷却系 使用時 の影
響確認）

モデル

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（格納容器ベント使用時）

設計条件

有効性評価シナリオ（代替循環冷却系使用時）

漏えい箇所

6 階,2 階，地下 1 階

6階

6 階,2 階，地下 1 階

格納容器
漏えい率

1.5％／day

10％／day

1.5％／day

FRVS／SGTS

2 時間後から起動

停止

2 時間後から起動

ケース 1：格納容器過圧・過温シナリオ（格納容器ベント使用時）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，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，第2.1.4.1-2 表に示す有効性評価包絡条件とし，ＦＲＶＳ／ＳＧＴＳ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，ＦＲＶＳ／ＳＧＴＳの効果も期待しない。
ケース 3：格納容器過圧・過温シナリオ（代替循環冷却系使用時）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，ケー
53-7-41117

ス１と同様に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，水素濃度の時間変化を評価する。漏
えい条件は，第 2.1.4.1-3 表に示す代替循環冷却シナリオ包絡条件とし，ＦＲＶＳ／ＳＧＴＳが事象発生 2 時間後から起動することを想定する。

53-7-42

118

(1)

ケース 1
格納容器過圧・過温シナリオ（格納容器ベント使用時）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。解析結果を第 2.1.4.2-1 図に示す。
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第 2.1.4.2-2 図に示す。

30 時間後に格納容器ベント実施
ＦＲＶＳ／ＳＧＴＳの拡散効果
によって水素濃度は低下する

第 2.1.4.2-1 図

ケース 1

水素濃度の時間変化（原子炉建屋原子炉棟全域）

53-7-43

119

サブボリューム毎の水素濃度に差がなく
原子炉建屋 6 階での成層化していない

第 2.1.4.2-2 図

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が確認できた。また，水素濃度の最大値は，事象発生後約 30 時間後に格納容器ベントを実施することで，格納容器からの漏えいが抑制され，ＰＡＲ起動水素濃度である 1.5％未満となる結果となった。

53-7-44

120

(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
第 2.1.4.2-3 図に示す。
また，サブボリューム別の水素濃度の時間変化を第 2.1.4.2-4 図に示す。

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 2vol％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

第 2.1.4.2-3 図

ケース 2

水素濃度の時間変化（原子炉建屋原子炉棟全域）

53-7-45121

サブボリューム毎の水素濃度に差がなく
原子炉建屋 6 階での成層化していない

第 2.1.4.2-4 図

ケース 2

水素濃度の時間変化（サブボリューム別）

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，事象発生後約150 時間で原子炉建屋原子炉棟 6 階の酸素が欠乏し，ＰＡＲの起動酸素濃度を下回ることで処理が行われなくなり，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。更に，第 2.1.4.2-5 図に示すとおり，原子炉
建屋水素濃度が 2％に到達した場合，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，格納容器ベント実施によって原子炉建屋水素濃度を低減させることで，水素濃度が可燃限界に到達することはない。
また，第 2.1.4.2-4 図に示すとおり，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。
53-7-46

122

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）≫

原子炉建屋への漏えい確認≪原子炉建屋水素濃度≫

格納容器頂部注水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％≪原子炉建屋水素濃度≫

異常な漏えいを抑制するため，格納容器ベントを実施
水素濃度：2％≪原子炉建屋水素濃度≫

成層化しているおそれがあるため，原子炉建屋ベントを実施
水素濃度：3％≪原子炉建屋水素濃度≫

第 2.1.4.2-5 図

建屋水素対策フロー

53-7-47

123

(3)

ケース 3
格納容器過圧・過温シナリオ（代替循環冷却系使用時）の影響確認を行うため，ケース 1 の評価シナリオを代替循環冷却系シナリオに変更して，水素濃度の時間変化を評価した。解析結果を第 2.1.4.2-6 図に示す。
また，サブボリューム別の水素濃度の時間変化を第 2.1.4.2-4 図に示す。

ＦＲＶＳ／ＳＧＴＳの拡散効果によって，ＰＡＲの起動水素濃度である 1.5vol％に到達しない

第 2.1.4.2-6 図

ケース 3

水素濃度の時間変化（原子炉建屋原子炉棟全域）

53-7-48124

サブボリューム毎の水素濃度に差がなく
原子炉建屋 6 階での成層化していない

第 2.1.4.2-7 図

ケース 3

水素濃度の時間変化（サブボリューム別）

格納容器ベントを実施せず，設計漏えい率相当の水素が漏えいし続ける
ケースにおいても，水素濃度はケース 1 と同様に原子炉建屋水素濃度はＰ
ＡＲ起動水素濃度である 1.5％に到達することはなく，可燃限界にも到達しないことを確認した。

53-7-49

125

2.2
2.2.1

原子炉建屋水素濃度
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。（別紙 9参照）
水素濃度は，中央制御室にて監視可能であり，代替電源設備から給電可能である。
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，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。（第 2.2-1 図参照）。
なお，別紙 5 にて説明する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（第 2.2-2 図～第 2.2-3 図参照）。
これにより，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。

2.2.2

主要仕様

(1)

機器仕様
53-7-50126

①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：0～10vol％
個

数：2 個

②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：0～20vol％
個

数：3 個

53-7-51

127

(2)

配置場所
水素濃度検出器の配置場所を第 2.2-1 図から第 2.2-3 に示す。

第 2.2-1 図原子炉建屋水素濃度検出器配置図（原子炉棟 6 階）

53-7-52128

第 2.2-2 図

原子炉建屋水素濃度検出器配置図（原子炉棟 2 階）

53-7-53129

第 2.2-3 図

原子炉建屋水素濃度検出器配置図（原子炉棟地下 1 階）

53-7-54130

(3)システム構成①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。概略構成図を第2.2-4図に示す。
中央制御室

触媒式
水素検出器
演算装置

演算装置

指

記

示

録 (注 １)

緊急時対策所
記

熱伝導式
水素検出器

録 (注 ２)

中央制御室
演算装置

指

記

示

録 (注 １)

緊急時対策所記

録 (注 ２)（注１）データ伝送装置（注２）緊急時対策支援システム伝送装置
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

第 2.2-4 図

原子炉建屋水素濃度の概略構成図
53-7-55131

第 3.2-5 図

53-7-56

中性子計測用
分電盤2A±24V A系
蓄電池

計装用
変圧器

M

充
電
器

D/G

常設代替交流電源設備

・原子炉建屋水素濃度（6階）

緊急用計
装用電源

緊急用直流
125V充電器

緊急用
電源切替盤

緊急用
電源切替盤

MCC 2D

緊急用MCCM/C 2DM

D/G

緊急用M/C

緊急用断路器★

※1

可搬型代替低圧電源車
接続盤

可搬型代替低圧電源車

注：位置的分散を図った
２箇所設置

充
電
器

中性子計測用
分電盤2B±24V B系
蓄電池

可搬型代替交流電源設備

D/G

常用所内
電気設備より所内電気設備【常用系】

M/C 2E

154kV系
予備変圧器よりD/G

計装用電源 2B系

計装用
変圧器

電気設備
【区分Ⅱ】

非常用
動力
変圧器 非常用所内

(2D)

常用所内
電気設備より（ 常設代替高圧電源装置）

MCC 2C系★
可搬型代替
交流電源設備

可搬型代替
交流電源設備★

D/GP/C 2D

緊急用
動力
変圧器

代替所内
電気設備

D/G

緊急用P/C

非常用
動力
変圧器

M/C 2C(2C)

D/G

P/C 2C

D/G

計装用電源 2A系

非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

※1

常用所内
電気設備よりD/G(HPCS)

D /G

：断路器

：遮断器

：ディーゼル発電機【凡例】

計装用電源 HPCS

MCC HPCS

非常用所内
電気設備
【区分Ⅲ】

非常用
動力
変圧器

M/C HPCS

D/G

：切替装置

：配線用遮断器(4)
代替電源の確保

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，代替電源設備から供給可能な設計としている。
（第 3.2-5 図，第 3.2-6 図参照）。

単線結線図（交流電源設備）

132

緊急用
MCC

充
電
器

第 3.2-6 図

53-7-57

※

※

緊急用
電源切替
盤

・原子炉建屋水素濃度（2階，地下1階）
・静的触媒式再結合器
動作監視装置

緊急用
無停電
電源装置

緊急用直流125V計装分電盤

緊急用直流125V MCC

代替所内
電気設備

緊急用直流125V配電盤

直流125V
蓄電池2A

所内常設直流電源設備（蓄電池）区分Ⅰ

常設代替直流電源設備
（蓄電池）

緊急用直流
125V蓄電池（区分Ⅰ）
480V母線

直流125V配電盤2A

非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

２Ａ系
無停電
電源装置

直流125V分電盤 2A系

緊急用
電源切替
盤

直流125V MCC 2A系

充
電
器

（区分Ⅰ）
480V母線

予
備

充
電
器

※

（区分Ⅱ）
480V母線

緊急用
電源切替
盤

（区分Ⅰ）
480V母線（）

単線結線図（直流電源設備）

133

（区分Ⅲ）
480V母線

２Ｂ系
無停電
電源装置

※

直流125V配電盤2B

直流125V
蓄電池2B

★

D/G

【凡例】

D/G

可搬型代替低圧電源車

可搬型代替低圧電源車
接続盤
注： 位置的分散を図った
２箇所設置

：切替装置

：配線用遮断器：遮断器：ディーゼル発電機

可搬型代替直流電源設備

変圧器

P/C2C・2D及び緊急用P/Cへ

非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】

可搬型整流器所内常設直流電源設備（蓄電池）区分Ⅱ

緊急用
電源切替
盤

直流125V分電盤 2B系

可搬型代替
直流電源設備★

★
可搬型代替
直流電源設備

可搬型代替
直流電源設備
用電源切替盤

充
電
器

（区分Ⅱ）
480V母線

2.3
1

参考文献
Experimentelle Untersuchungen zum Verhalten des von NIS entwickelten

Katalysator-Modellmoduls 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 20097

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

53-7-58134

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ＰＡＲ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。
試験条件を第1表，試験体概要を第1図に示す。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。
第2図は，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第3図に示す。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第4図に示す。再結合効率は約85％（0.846）となっている。
この試験を通じて基本性能評価式は設定されており，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。
53-7-59

135

b

CH2

Q=a

式①

100

Q

：ＰＡＲへの流入量（m ３ ／s）

C H2：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 = Qγ η

式②

DR：水素処理容量（kg／s）
γ：水素密度（kg／m ３ ）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。
DR =

dCH2
dt

dCH2
dt

Vc γ

式③

：水素濃度変化率

Vc：試験容器体積（m ３ ）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。
Q=

dCH2
dt

Vc

CH2
100

η

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。

53-7-60136

DR = a

CH2

b 1

100

γ η

式⑤

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。
γ=

P

式⑥

T RH2

P：圧力（10 ５ Pa）
T：温度（K）
R H2 ：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 =

aη
RH2

aη

CH2

RH2

100

=A=

b 1

P

式⑦

T

，b + 1 =

式⑦にスケールファクタを乗じたものが式（2.1）に示すＰＡＲの基本性
能評価式となる。

第1表

試験条件

試験名称

Battelle MC試験

試験体[mm]（プロトタイプ）

試験条件

温度

85～95℃

圧力

1 bar

水蒸気濃度

40～50 vol％水素濃度

3～5 vol％，9～10 vol％53-7-61137

第1図

試験体概要図

第3図

第2図

試験概要

試験結果（各部屋の水素濃度変化）

53-7-62138

第4図

試験結果（再結合効率の算出）

53-7-63139

(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。試験条件を第2表に，試験体の概要を第5図に，試験装置の概要を第6図に示す。

第2表

試験条件
ＫＡＬＩ試験

試験名称
試験体

テストタイプ（試験用触媒カートリッジ5枚）

試験条件

温度

30～115℃

圧力

1.3～4.0 bar

水蒸気濃度0～50 vol％水素濃度2～10 vol％

第5図

試験体概要

第6図

53-7-64

試験装置概要140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第3表に，試験結果を第7図に示す。ドライ条件下と比べて，水蒸気濃度50vol％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。

第3表

試験条件（蒸気環境による影響）

試験ケース

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％第7図

試験結果（蒸気環境下での影響）

水蒸気濃度 50vol％において，ＰＡＲの性能に影響がないことから，重大事故等発生時の条件下で水蒸気濃度が 50vol％に満たないことを確認する。重大事故等発生時に格納容器から 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第 8 図に示す。
53-7-65141

第8図

原子炉建屋原子炉棟 6 階水蒸気濃度（10％／day 漏えい条件）

第 8 図のとおり，重大事故等発生時において，水蒸気濃度は 50vol％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。

53-7-66142

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，試験条件を第4表に，試験結果を第9図に示す。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，第9図に示すように，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N13／7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。

第4表

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％53-7-67143第9図

試験結果（酸素濃度による影響）

53-7-68144

(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
価式との比較を第9図に示す。図中の点線は，基本性能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の仕様の比較を第5表に示す。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，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
53-7-69145

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。

第10図

ＫＡＬＩ試験結果と基本性能評価式との比較

第5表

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7568cm ２

190cm２1892cm ２

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）53-7-70146

(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，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。第6表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1vol％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，Ｐ
ＡＲによる反応開始水素濃度を1.5vol％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。

第6表

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

53-7-71147

(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，ＴＨ
ＡＩ試験の結果に基づき設定している。ＴＨＡＩ試験は，ＯＥＣＤ／ＮＥ
Ａ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第11図に示す。
第12図に示すとおり，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うえでは，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。第13図はＰＡＲ入口水素濃度と各部温度の時間変化を示したもので，第14図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。
第13図及び第14図より，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4vol％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。

53-7-72

148

第11図

試験装置及び試験体の概要

第12図

試験体の温度計測点

53-7-73

149

第13図

第14図

温度及びＰＡＲ入口水素濃度の時間変化

温度及びＰＡＲ入口水素濃度の関係

53-7-74150

(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500mmの煙突が取り付けられた場合，高さ1000mm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500mmの煙突が取り付けられた場合は1.15程度，高さ1000mm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，第5表に示すとおり，
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。

53-7-75151参考文献一覧
1

Experimentelle Untersuchungen zum Verhalten des von NIS entwickelten
Katalysator-Modellmoduls 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 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)

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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 200953-7-76152

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発生時において，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，影響はないと考えられる。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ＰＡ
Ｒの性能への影響を評価する。

(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24.4kgであり，ＮＵＲＥＧ-1465に基づき，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，格納容器内の自然沈着による除去効果については，ＣＳ
Ｅでの実験結果に基づきDF200を考慮する。
このとき，格納容器の漏えい率を一律10％／day，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21mg／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
件を第1表に，試験結果を第1図に示す。試験は，蒸気環境下において空間に対するよう素割合約300mg／m ３ で実施しており約25％性能低下している
53-7-77153

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。

第1表

試験条件（よう素の影響）

温度

圧力

初期水素濃度

蒸気濃度

よう素濃度

120℃

2 bar

4 vol％

50～70 vol％300 mg／m ３

第1図

試験結果（よう素の影響）

53-7-78154

本試験は，第1表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，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（第2図参照）。水蒸気濃度と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無いと考えられる。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。更に，
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，圧力が与える大きな影響はない。

I

Pd

I

Pd

Pd

Pd

Pd

Pd

第2図

I

Pd

Pd

Pd

H

H

Pd

Pd

Pd

Pd

パラジウムへのよう素の結合の概略図

53-7-79155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(第3図参照)。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。

第3図

再結合効果と温度の関係

ＰＡＲ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，本試験結果で示す触媒性能低下評価において，温度条件は大53-7-80156

きな影響を与えるものではない。

53-7-81157

参考文献一覧
1

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

53-7-82158

別紙 3
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（第1図，第2図参照）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個）に熱電対を入口側と出口側に取付け，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実を図る。

53-7-83

159

第1図

ＳＮＬで行われた試験用ＰＡＲ

第2図

ＰＡＲ温度と水素濃度の関係
53-7-84

概要

160

(2)

設備概要
ＰＡＲ2個に対し，入口側及び出口側に熱電対を取り付け，事故時のＰＡ
Ｒの測定温度を中央制御室にて監視できるようにする。
熱電対の設置位置は，ＰＡＲ入口及び出口近傍に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（第2図）において，触媒部での水素再結合反応に伴い，水素濃度1.0vol％程度でＰＡＲ入口と出口のガス温度差は約40K，水素濃度4vol％程度でＰＡＲ入口と出口のガス温度差は約170K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。
また，当該試験結果よりΔTと水素濃度の関係は直線で近似でき，温度差を計測することにより原子炉建屋水素濃度を推定することが可能である。試験結果のばらつき等を考慮し，保守的に温度差が100K未満であれば水素濃度は4％未満と判断可能である。
側面

正面

ハウジング内壁から
64mm
カートリッジ上部100mm
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）

第3図

ＰＡＲへの熱電対取付位置概要図

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筐体付近への取付性，固定性，保守性等を考慮してＰＡＲ入口側及び出口側の53-7-85161

ガス温度が測れる位置とする。（第3図参照）
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。（第
4図参照）
第1表

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※：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

記

示

録 (注 １)

緊急時対策所記

設計基準対象施設
重大事故等対処設備（注１）データ伝送装置（注２）緊急時対策支援システム伝送装置

設計基準対象施設及び重大事故等対処設備

第4図

(3)

録 (注 ２)

ＰＡＲ動作監視装置の概略構成図

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
ガス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
53-7-86162

壁面に配置したＰＡＲ全体に水素ガスが行き渡り，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。
以上を考慮して，ＰＡＲ動作監視装置の設置場所は，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それぞれ 1 個のＰＡＲに設置する。（第 5 図参照）

第5図

ＰＡＲ動作監視装置の概略構成図

53-7-87163

参考文献一覧
1

Thomas K. Blanchat, Asimios C. Malliakos, “TESTING A PASSIVEAUTOCATALYTIC RECOMBINER IN THE SURTESY FACILITY”, Nuclear Technology
Vol.129 March 2000

53-7-88

164

別紙 4
ＰＡＲ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影響を与えないための設置方針を以下に示す。
①ＰＡＲ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。
②ＰＡＲ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。
以上により，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についてはＰＡＲによる熱的な悪影響がないことを確認する。
水素濃度監視設備については，原子炉建屋原子炉棟6階天井付近に設置することで，ＰＡＲ設置位置から10m以上離す設計とするため，ＰＡＲの温度上昇による水素濃度監視機能への悪影響は生じない。

①について
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周辺機器への影響を評価した。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。
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／m ２ Kとなる。よって熱伝達率は5.6 W／m２ K及び11.6 W／m２ Kの2ケー
53-7-89165

スで評価を行った。
評価結果を第1図に示す。いずれのケースもＰＡＲから0.1ｍ離れると周辺機器の表面温度は300℃を十分下回り､さらにＰＡＲから離れるにつれて大きく減少する。評価結果の厳しい5.6 W／m ２ Kの場合であっても，ＰＡＲから0.8m
離れたところで100℃を下回り，1mの地点では83℃まで低下する結果となった。

第1図

周辺機器のＰＡＲからの距離と温度の関係②について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，ＰＡＲの上方に位置する構築物に直接排熱が当たらないようにする。このフードにより出口ガスは原子炉建屋原子炉棟6階の空間内に拡散することとなり，排気による熱影響を十分小さくすることができる。

53-7-90166

別紙 5
局所エリアの漏えいガスの滞留
1.

評価方法
第 1 表に示す格納容器からの水素漏えいが想定される局所エリアにおいて，有効性評価シナリオ包絡条件（格納容器ベント使用時）及び有効性評価シナリオ包絡条件（代替循環冷却系使用時）の水素濃度がそれぞれ可燃限界未満
であることを確認する。

第1表
階数

漏えい箇所

エリア名称

ドライウェル機器ハッチ

ドライウェル機器ハッチ及び CRD 搬出ハッチのある部屋

CRD 搬出ハッチ2階

地下 1 階

2.
(1)

局所エリア

所員用エアロック

所員用エアロックのある部屋

サプレッション・チェンバ
アクセスハッチ

サプレッション・チ
ェンバアクセスハッ
チのある部屋

空間容積（m３ ）

解析条件
解析モデル
解析モデルを第 1 図に示す。漏えい箇所及び隣接するエリアでの水素濃度を確認するため，解析モデルは，小部屋とその隣接エリアをそれぞれ 1
ノードでモデル化し，流入境界条件を設けて格納容器からの漏えいを与える。また，圧力境界条件を設けて外部への流出をモデル化する。
エリア内は断熱とし，構造物のヒートシンク，壁を介した隣接エリアの伝熱はモデル化しない。伝熱による蒸気の凝縮だけ水素濃度が高くなると53-7-91167

考えられることから，保守的に評価するため，蒸気の 100％凝縮を仮定した漏えい条件を想定する。

第1図

(2)

2 ノードモデル

解析条件
2 ノードモデルにおける解析条件を第 2 表に示す。
第2表

2 ノードモデル解析条件

No

項目

解析条件

1

原子炉建屋原子炉棟の条件(1)圧力(初期条件)(2)温度(初期条件)(3)組成(初期条件)(4)空間容積(固定)101.325kPa
40℃
相対湿度 100％の空気
第 1 表参照

圧力境界条件（外部への漏えい）(1)圧力(固定)(2)温度(固定)(3)酸素濃度(固定)(4)窒素濃度(固定)101.325kPa
40℃
21％
79％

流出条件
（外部への漏えい）(1)流出条件

圧力損失なし

2

3

53-7-92

備考
大気圧
想定される高めの温度として設定
同上

大気圧想定される高めの温度として設定
乾燥空気の組成
同上

168

各小部屋の漏えい量は，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。漏えいの分配条件は第 2.1.4.1-4 表と同様である。

(3)

漏えい条件
有効性評価シナリオ包絡条件（格納容器ベント使用時）及び有効性評価
シナリオ包絡条件（代替循環冷却系使用時）における漏えい条件を第 3 表及び第 4 表に示す。

第3表

有効性評価シナリオ包絡条件（格納容器ベント使用時）における漏えい条件

項目
圧力(kPa[gage])
温度（℃）（上：格納容器内，下：建屋への漏えい時 ※１ ）水素濃度［vol％］ ※１
水蒸気濃度[vol％] ※１
格納容器漏えい率[％／day]※２
備考

ドライウェル0～30h
30h～

サプレッション・チェンバ
0～30h
30h～

620
(2Pd)

620
(2Pd)

200
100

200
100

流入なし

100
0
0.33
6 階，2 階の漏えい条件

流入なし

100
0
0.42
地下 1 階の漏えい条件※１：水蒸気は局所エリアに漏えいした時点で全て凝縮することを想定※２：漏えい率は第 2.1.4.1-3 表に示す漏えい条件から水素のみを考慮して算出

53-7-93169

第4表

有効性評価シナリオ包絡条件（代替循環冷却系使用時）における漏えい条件
ドライウェル

項目

圧力[kPa[gage]]

0～
18h
620
(2Pd)

18～
96h

96～
120h

372
(1.2Pd)サプレッション・チェンバ
120～
168h

0～
18h

248
(0.8Pd)

620
(2Pd)

温度[℃]
200
171
（上：格納容器内，
100
100
下：建屋への漏えい
時 ※１ ）
水素濃度[％] ※１100※１
水蒸気濃度[％]
0
格納容器漏えい率0.315 0.252
0.3
0.25[％／day] ※２
備考
6 階，2 階の漏えい条件

18～
36h

36～
96h

96～

120～

120h

168h

372
(1.2Pd)248(0.8Pd)

200
100

171
100
100
0

0.435

0.348

0.17

地下 1 階の漏えい条件※１：水蒸気は局所エリアに漏えいした時点で全て凝縮することを想定※２：漏えい率は第 2.1.4.1-3 表に示す漏えい条件から水素のみを考慮して算出

53-7-94

170

3.

解析結果
各ケースの 168h までの水素濃度最大値を第 5 表に示す。また，水素濃度の時間変化を第 2 図から第 7 図に示す。

第5表
ケース
No

格納容器漏えい条件

解析結果
水素濃度最大値[％]

評価対象とする小部屋

評価対象とする
小部屋

隣接エリア

ドライウェル機器ハッチ及び CRD 搬
出ハッチのある部屋（原子炉建屋原子炉棟 2 階西側）

1.73

0.52

所員用エアロックのある部屋（原子炉建屋原子炉棟 2 階東側）

0.53

0.20

3

サプレッション・チェンバアクセスハ
ッチのある部屋（原子炉建屋原子炉棟地下 1 階西側）

0.91

0.91

4

ドライウェル機器ハッチ及び CRD 搬
出ハッチのある部屋（原子炉建屋原子炉棟 2 階西側）

2.22

1.53

所員用エアロックのある部屋（原子炉建屋原子炉棟 2 階東側）

0.76

0.58

サプレッション・チェンバアクセスハ
ッチのある部屋（原子炉建屋原子炉棟地下 1 階西側）

1.83

1.83

1

2

5

6

有効性評価シ
ナリオ包絡条件（格納容器
ベント使用
時）有効性評価シ
ナリオ包絡条件（代替循環冷却系使用
時）53-7-95

171

第2図

有効性評価シナリオ包絡条件（格納容器ベント使用時）における水素挙動（ドライウェル機器ハッチ及び CRD 搬出ハッチのある部屋）

第3図

有効性評価シナリオ包絡条件（格納容器ベント使用時）における水素挙動（所員用エアロックのある部屋）

53-7-96172

第4図

有効性評価シナリオ包絡条件（格納容器ベント使用時）における水素挙動（サプレッション・チェンバアクセスハッチのある部屋）

第5図

有効性評価シナリオ包絡条件（代替循環冷却系使用時）における水素挙動（ドライウェル機器ハッチ及び CRD 搬出ハッチのある部屋）

53-7-97173

第6図

有効性評価シナリオ包絡条件（代替循環冷却系使用時）における水素挙動（所員用エアロックのある部屋）

第7図

有効性評価シナリオ包絡条件（代替循環冷却系使用時）における水素挙動（サプレッション・チェンバアクセスハッチのある部屋）

53-7-98174

解析の結果から，有効性評価シナリオ包絡条件（格納容器ベント使用時）では，対象小部屋の水素濃度は格納容器からの漏えいにより上昇するが，ベントを想定した 30 時間後で最大となる。その後は，水素濃度が低下すると同時に隣接エリアと水素濃度が均一化することから，可燃限界に到達することはない。
有効性評価シナリオ包絡条件（代替循環冷却系使用時）に期待するシナリオ
では，対象小部屋の水素濃度は全体的には上昇傾向となり，168 時間後時点で最も高くなるものの，可燃限界未満となる結果となった。
2 ノードの解析において，小部屋と隣接エリアについては，それぞれ同等のレートで上昇し続ける結果となったが，2.1.4.2 で示したケース 1 及び 3 において，建屋全体の水素濃度が均一化されていることから，小部屋に漏えいした
水素は隣接エリアを介して原子炉建屋原子炉棟 6 階に流入するものと考えられる。このことから小部屋に設置している水素濃度計は漏えいの早期発見に使用し，格納容器ベント基準に用いる水素濃度計は，原子炉建屋原子炉棟 6 階天井付近に設置している原子炉建屋水素濃度計とする。

53-7-99175

別紙6
格納容器頂部注水系について

格納容器頂部注水系は，炉心の著しい損傷が発生した場合において，格納容器頂部を冷却することで格納容器外への水素漏えいを抑制し，原子炉建屋
原子炉棟の水素爆発を防止する機能を有するものであり，自主対策設備として設置する。格納容器頂部注水系は第1図，第2図に示すように，原子炉ウェ
ルに水を注水することで，格納容器トップヘッドフランジを外側から冷却することができる。格納容器トップヘッドフランジは事故時の過温・過圧状態に伴うフランジ開口で，シール材が追従できない程の劣化があると，閉じ込め機能を喪失する。このシール材は，以前はシリコンゴムを採用していたが，格納容器閉じ込め機能の強化のために耐熱性，耐蒸気性，耐放射線性に優れた改良ＥＰＤＭ製シール材に変更し閉じ込め機能強化を図る。改良ＥＰＤＭ
製シール材は200℃蒸気が7日間継続しても閉じ込め機能が確保できることを確認しているが，シール材の温度が低くなると，熱劣化要因が低下し，閉じ
込め機能もより健全となり，原子炉建屋原子炉棟への水素漏えいを抑制できる。
このことから，設置許可基準規則第53条（原子炉建屋水素爆発防止）に対する自主対策設備として，重大事故時に原子炉ウェルに注水し，格納容器外側からトップヘッドフランジシール材を冷却し水素漏えいを抑制することを目的として，原子炉格納容器頂部注水系を設置する。

53-7-100

176

ＳＡ用
海水ピット

原子炉建屋
MO

MO

燃料プール
冷却浄化系より

防潮堤
海常設スプレイ
ヘッダ

MO
MO

MO

MO

東側接続口

MO

MO

MO

MO

MO

MO

原子炉ウェル

MO

MO

使用済燃料
プール

MO

淡水貯水池

MO

MO

MO

MO

AO

MO

MO

MO

AO

MO

AO

AO

MO

MO

ドライウェル

MO

MO

MO

MO

MO

MO

格納容器下部へ

MO

MO

西側接続口

MO

残留熱除去系（Ｂ）より残留熱除去系（Ｃ）より

MO

サプレッション・プール

消火系より

MO

低圧炉心スプレイ系より残留熱除去系（Ａ）より

原子炉圧力容器MO

常設低圧代替注水系格納槽（Ａ）
代替淡水貯槽（Ｂ）:重大事故等時に操作する弁常設低圧代替注水系ポンプ

第1図

格納容器頂部注水系（常設）第2図

格納容器頂部注水系（可搬型）

53-7-101

177

(1)

格納容器頂部注水系の設計方針について
格納容器頂部注水系（常設及び可搬型）は，原子炉ウェルに水を注水し，格納容器トップヘッドフランジシール材を格納容器外部から冷却することを目的とした系統である。
格納容器頂部注水系（常設）は，常設低圧代替注水系ポンプ等で構成しており，炉心の著しい損傷が発生した場合において，代替淡水貯槽を水源として原子炉ウェルに注水し格納容器頂部を冷却することで，格納容器頂部からの水素漏えいを抑制する設計とする。
また，格納容器頂部注水系（可搬型）は，可搬型代替注水大型ポンプ等で構成しており，炉心の著しい損傷が発生した場合において，代替淡水貯槽を水源として原子炉ウェルに注水し格納容器頂部を冷却することで，格納容器頂部からの水素漏えいを抑制する設計とする。

第1表

台数
容量

(2)

格納容器頂部注水系主要仕様

常設低圧代替注水ポンプ

可搬型代替注水大型ポンプ

1

1
３

約200 m ／h

約1,320 m ３ ／h
（吐出圧力1.4MPaにおいて）格納容器頂部注水系の効果について
重大事故等発生時における格納容器過温・過圧事象において，トップヘッドフランジの閉じ込め機能を強化するために格納容器限界温度（200℃）
が7日間継続したとしても健全性が確認できる改良ＥＰＤＭ製シール材を取り付ける。
これにより，トップヘッドフランジからの水素漏えいポテンシャルは低減しているが，格納容器頂部注水系により原子炉ウェルに常温の水を注水
53-7-102

178

することで冷却効果が得られるため，水素ガスの漏えいを更に抑制することが可能である。よって，格納容器頂部注水系は，原子炉建屋原子炉棟の水素爆発防止対策の1つとして効果的である。

(3)

格納容器頂部注水系による格納容器への影響について
格納容器頂部注水系は，格納容器温度が200℃のような過温状態で常温の水を原子炉ウェルに注水することから，格納容器トップヘッドフランジ部を急冷することにより格納容器閉じ込め機能に影響がないかについて評価を行った。

（評価方法）
格納容器過温時に原子炉ウェルに注水することで，低温の水が格納容器
トップヘッドフランジに与える熱的影響を評価する。格納容器への影響としては鋼材部の熱影響が考えられるため，影響する可能性がある部位としてはトップヘッドフランジ及びトップヘッドフランジ締付ボルトが挙げられる。このうち，体積が小さい方が水により温度影響を受けるため，評価対象としてトップヘッドフランジボルトを選定し，トップヘッドフランジ
締付ボルトの急冷による熱的影響を評価する。

（評価結果）
格納容器頂部注水系によるトップヘッドフランジ締付ボルト冷却時の発生応力について第2表に示す。評価結果から，ボルトが200℃から20℃まで急冷された場合でも，応力値は降伏応力を下回っており，ボルトが破損することはない。

53-7-103

179

第2表

トップヘッドフランジ締付ボルトの熱収縮による応力評価結果

項目

記号

単位

値

備考

材料

―

―

SNCM439

トップヘッドフランジ締付
ボルトの材料

ヤング率

E

MPa

204000

熱膨張率

α

1／K

1.27E-05

温度差

ΔT

K

180

水温20℃とし，格納容器温
度200℃時の温度差

ひずみ

ε

―

2.29E-03

ε=α・△T

応力

σ

MPa

466

σ=E・α・△T

設計降伏点

Sy

MPa

754

SNCM439(200℃)

設計引張応力

Su

MPa

865

SNCM439(200℃)（まとめ）上記の結果から，格納容器頂部注水による急冷により格納容器閉じ込め機能に悪影響を与えることはない。また，低炭素鋼の脆性遷移温度は一般的に約－10℃以下であり，水温はこの温度領域以上であるので脆性の影響もないと考えられる。

(4)

格納容器頂部注水系の監視方法について
格納容器頂部注水系の使用時における監視は，Ｄ／Ｗヘッド雰囲気温度計により行う。常設低圧代替注水ポンプ又は可搬型代替注水ポンプで原子炉ウェルに注水する注水流量を調整し，Ｄ／Ｗヘッド雰囲気温度計の指示により格納容器頂部が冷却されていることを確認し，格納容器頂部注水系
53-7-104180

の効果を監視する。

53-7-105

181

別紙 7
格納容器頂部注水系の効果を考慮した水素挙動について

格納容器頂部注水系は，炉心の著しい損傷が発生した場合において，格納容
器頂部を冷却することで格納容器外への水素漏えいを抑制し，原子炉建屋原子
炉棟の水素爆発を防止する機能を有している。
格納容器頂部注水系の効果によって，格納容器主フランジからの漏えいが無くなり，原子炉建屋原子炉棟 6 階に直接水素が漏えいしなくなった場合の建屋挙動を確認するため，漏えい箇所を下層階のみとしたケースの評価を実施した。
漏えい箇所以外の条件は第 2.1.4.2-1 表のケース 1 と同様である。第 1 図に解析結果を示す。

第1図

水素濃度の時間変化（原子炉建屋原子炉棟全域）（漏えい箇所：下層階のみ）

53-7-106182

下層階のみから水素が漏えいした場合においても，ＦＲＶＳ／ＳＧＴＳによる混合効果によって，各エリアの水素濃度が均一化され，可燃限界を大きく下回る結果となった。
また，格納容器頂部に注水した水が沸騰することで，原子炉建屋原子炉棟 6階に水蒸気が追加で発生及び滞留し，原子炉建屋原子炉棟 6 階への水素流入を阻害するおそれがあるため，影響を評価した。
影響評価のため，ＦＲＶＳ／ＳＧＴＳの稼働，停止による混合効果を確認する。ＦＲＶＳ／ＳＧＴＳが稼働する場合の解析結果は，第 2.1.4.2-1 表のケー
ス 1 と同様である。また，ＦＲＶＳ／ＳＧＴＳが稼働しない場合の解析結果を第 2 図に示す。

第2図

水素濃度の時間変化（原子炉建屋原子炉棟全域）（ケース 1 のＦＲＶＳ／ＳＧＴＳが停止している場合）

53-7-107183

第 2.1.4.2-1 図に示すケース 1 のＦＲＶＳ／ＳＧＴＳ稼働時において，各エリアの水素濃度は均等に上昇していることが確認されるが，第 2 図のＦＲＶＳ／ＳＧＴＳ停止時では，各エリア水素濃度の均一化に時間を要している。よって，ＦＲＶＳ／ＳＧＴＳの稼働による原子炉建屋原子炉棟内の混合効果は大きく，原子炉建屋原子炉棟 6 階で発生した水蒸気によって，水素の流入が阻害されることはない。

53-7-108

184

別紙 8
小漏えい時の原子炉建屋原子炉棟 6 階における水素挙動

格納容器から原子炉建屋原子炉棟へ漏えいする水素が少ない場合において，水素が成層化しないことを解析により確認する。
格納容器ベントまでの漏えい率を，格納容器漏えい率を設計漏えい率相当である 0.5%／day とした。格納容器漏えい率以外の評価条件は，第 2.1.4.2-1 表のケース 2 と同様である。水素濃度の解析結果を第 1 図に示す。

第1図

小漏えい時の原子炉建屋原子炉棟 6 階水素挙動（サブボリューム）

ＰＡＲ起動前においてもサブボリュームごとの水素濃度の差はほとんどなく，漏えい量を小さくした場合でも成層化は起こらないことを確認した。

53-7-109

185

別紙 9
原子炉建屋水素濃度の適用性について

原子炉建屋水素濃度は，炉心の著しい損傷が発生した場合に，原子炉建屋原
子炉棟内に発生する水素を監視する目的で，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している。

１．計測範囲の考え方
炉心損傷時に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，ＰＡＲによる水素濃度低減（可燃性限界である 4vol％未満）をトレンドとして連続監視できることが主な役割であることから，
これを計測可能な以下の範囲とする。
・原子炉建屋水素濃度（6 階）：0～10vol％
・原子炉建屋水素濃度（2 階，地下 1 階）：0～20vol％２．水素濃度計の測定原理①原子炉建屋水素濃度（6 階）
原子炉建屋原子炉棟 6 階に設置する水素濃度は，触媒式の検出器を用いる。
触媒式の水素検出器は，検知素子と補償素子が第 1 図のようにホイー
トストンブリッジ回路に組み込まれている。検知素子は触媒活性材でコーティングされており，水素が検知素子に触れると触媒反応により空気中の酸素と結合し，発熱して検知素子温度が上昇する。検知素子温度が上昇することにより，検知素子の抵抗値が変化するとブリッジ回路の平衡がくずれ，信号出力が得られる。水素と酸素の結合による発熱量は水
53-7-110186

素濃度に比例するため，検知素子の温度変化による抵抗値変化を水素濃度として測定できる。
また，水素による検知素子の温度上昇と環境温度の上昇を区別するため，素子表面に触媒層を有さない補償素子により環境温度の変化による検知素子の抵抗値変化は相殺される。

第1図

原子炉建屋水素濃度（6 階）検出回路の概要図②原子炉建屋水素濃度（2 階，地下 1 階）
原子炉建屋原子炉棟 2 階，地下 1 階に設置する水素濃度は，水素濃度熱伝導式のものを用いる。
熱伝導式水素検出器は，検知素子と補償素子が第 2 図のようにホイート
ストンブリッジ回路に組み込まれている。検知素子側は，原子炉建屋内雰
囲気ガスが触れるようになっており，補償素子側は基準となる標準空気が密閉され，測定ガスは直接接触しない構造になっている。このため，水素が検知素子に接触することで，補償素子と接触している基準となる標準空53-7-111

187

気との熱伝導度の違いから温度差が生じ，抵抗値が変化し，ブリッジ回路の平衡がくずれ，信号出力が得られる。検知素子に接触するガスの熱伝導度は水素濃度に比例するため、検知素子の温度変化による抵抗値変化を水素濃度として測定できる。
また，補償素子の標準空気容器の外側には測定ガスが同様に流れ，温度補償は考慮された構造となっている。
熱伝導式水素検出器は，標準空気に対する測定ガスの熱伝導率の差が大きいことを利用しているものである。水素の熱伝導率は，約 0.18W／(m･k)at27℃である一方，酸素，窒素は，約 0.02W／（m･K）at27℃と水素より1 桁小さく，これらのガス成分の変動があっても水素濃度測に対する大きな誤差にはならない。

第2図

原子炉建屋水素濃度(2 階，地下 1 階)検出回路の概要図

53-7-112188

３．原子炉建屋水素濃度検出器の耐環境性について
水素濃度検出器の耐環境仕様は各設置場所で想定される温度，湿度及び放射線量の環境を有している。第 1 表に想定される環境と水素濃度の耐環境仕様を示す。

第1表

水素濃度検出器の設置場所の想定環境及び耐環境仕様

対象項目

想定環境 ※

原子炉建屋原子炉棟 6 階水素濃度

温度
湿度
積算放射線量65.6℃
100％RH
1.8kGy（7 日間）

原子炉建屋原子炉棟 2 階，地下 1 階
水素濃度

温
度
湿
度
積算放射線量65.6℃
100％RH
1.8kGy（7 日間）

検出器の
耐環境仕様

※想定環境は，詳細評価により今後見直す可能性がある。

53-7-113

189

別紙 10ＰＡＲ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。第1表に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。

第1表

ＰＡＲの性能確保に必要な確認項目

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
触媒反応・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
・触媒カートリッジの枚数

・外観，員数確認

・触媒カートリッジ寸法

・寸法確認

触媒の品質管理・製作時の仕様確認（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

53-7-114

190

(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第2表に，供用開始以降の点検内容を第3表に示す。

第2表
対象部位
触媒

設置段階における検査内容

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。

触媒カートリッ仕様確認

ジ

触媒充填量について，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。

本体（ハウジン

外観検査

グ）

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。

53-7-115

191

第3表
対象部位
触媒

供用開始以降の点検内容

分類

検査内容

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。

触媒カートリッ

外観検査

ジ

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。

本体（ハウジン

外観検査

グ）

(3)

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，第4表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填する際には，規定量が充填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填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。

53-7-116

192

第4表

触媒製作段階における管理項目

対象項目

触媒カートリッジ

触媒充填量

触媒

比表面積

管理値

直径
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，判定基準を第5表に，試験装置の概要を第1図に示す。
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3vol％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（水素濃度：1.3vol％）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53-7-117193

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。

第5表

試験条件
判定基準

触媒の健全性確認試験条件

工場製作時

使用開始前

供用開始後

水素濃度：3vol％

水素濃度：1.3vol％

水素濃度：1.3vol％試験流量：1500L／h

試験流量：1500L／h

試験流量：1500L／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

触媒カートリッジ

第1図

検査装置の概要図53-7-118194

別紙 11
触媒基材（アルミナ）について

ＮＩＳ社製のＰＡＲは，触媒担体としてペレット状のアルミナを使用している。アルミナについては，熱水環境で水酸基をもつアルミナ（ベ一マイト）に変化し，シリコン系のシール材に含まれる揮発性物質（シロキサン）とベ一マ
イトの水酸基が化学結合することで，触媒表面にシロキサン重合物の膜を形成し，反応を阻害する知見 ＊ が得られている。
*「事対2147-002中部電力（株）浜岡原子力発電所4・5号機気体廃棄物処理系の水素濃度上昇に伴う原子炉手動停止（平成21年7月7日経済産業省原子力安全・保安院）」

浜岡原子力発電所の事象では，触媒基材の製造工程において，ＳＣＣ対策として温水洗浄が実施されており，その際，アルミナの一部がベ一マイト化したことが確認されている（第1図参照）。

ＮＩＳ社製のＰＡＲは，触媒基材の製造工程において温水洗浄のプロセスがないこと，Ⅹ線回折分析によりベ一マイトがないことが確認されているため，
ベ一マイト化による触媒の性能低下については対策済みである。また，シロキ
サンによる影響は，密閉空間内でＰＡＲ触媒をシロキサン試薬に曝露し，曝露後の再結合反応による温度上昇時間を確認することにより，水素処理性能への影響を確認しており，有意な差はなく，シロキサンに対して，被毒による影響がないことを確認している。

53-7-119195

［出典］「事対2147-002中部電力（株）浜岡原子力発電所4・5号機気体廃棄物処理系の水素濃度上昇に伴う原子炉手動停止（平成21年7月7日経済産業省原子力安全・保安院）」

第1図

浜岡原子力発電所気体廃棄物処理系触媒の事象発生前の製造工程

53-7-120196

別紙 12
原子炉建屋水素爆発防止対策
１．水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止する対策の基本方針
東海第二発電所の重大事故対策を含めた深層防護の第 3 層及び第 4 層のイ
メージを第 1 図に示す。

深層防護
第３層

水素発生防止設計基準対処設備による炉心損傷防止
・非常用炉心冷却系等

重大事故等対処設備による炉心損傷防止
・低圧代替注水系等

深層防護第４層

格納容器からの原子炉建屋の水素漏えい防止

水素爆発防止原子炉建屋への水素漏え
い抑制
・代替格納容器スプレイ冷却系・格納容器頂部注水系

原子炉建屋の水素爆発リス
ク低減
・ＰＡＲ

格納容器から想定を超える水素の漏えいがある場合
格納容器内水素の排出・格納容器圧力逃がし装置

建屋内で水素の成層化が発生し，原子炉建屋水素濃度が可燃領域に到達するおそれがある
場合
原子炉建屋内水素の排出
・原子炉建屋ベント系（放
水砲）

第1図

重大事故対策を含めた深層防護第 3 層及び第 4 層のイメージ
53-7-121

197

東海第二発電所の重大事故時の水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止する対策の基本方針として，まず水素の発生を防止する対策，次に格納容器
からの水素漏えいを防止する対策，更には格納容器から漏えいした水素による原子炉建屋での水素爆発防止する対策を実施することとしている。
深層防護の第 3 層として,設計基準対処設備により炉心損傷を防止する。重大事故等が発生した場合においては，深層防護の第 4 層として，低圧代替注
水系等により炉心の著しい損傷を防止する。また，炉心の著しい損傷が発生した場合には，代替格納容器スプレイ冷却系，格納容器圧力逃がし装置及び格納容器頂部注水系等により格納容器破損を防止する。なお，格納容器頂部
注水系は，格納容器頂部の温度を低下させ，格納容器頂部からの水素漏えいを抑制する。
それでもなお，格納容器内で発生した水素が原子炉建屋原子炉棟に漏えいした場合には，ＰＡＲにより水素を処理することで原子炉建屋原子炉棟の水素爆発による損傷防止を図る。

２．ＰＡＲによる原子炉建屋水素爆発防止対策
炉心の著しい損傷が発生した場合において，格納容器から原子炉建屋原子炉棟へ漏えいが想定される箇所として，格納容器主フランジ及び格納容器ハッチ類がある。格納容器主フランジからの漏えいガスは原子炉建屋原子炉棟
6 階に上昇する。格納容器ハッチ類からの漏えいガスは，隣接する通路に流出し，大物搬入口ハッチ等の開口部を通じて，原子炉建屋原子炉棟 6 階に上昇する。原子炉建屋原子炉棟 6 階に上昇した水素は，ＰＡＲにより処理する。

３．格納容器から想定を超える水素漏えい時の対応
格納容器破損モードのうち，事象進展が早く格納容器圧力及び温度が高く
53-7-122198

推移する「格納容器過圧・過温破損」では，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 1.5vol％未満で推移し，原子炉建屋原子炉棟が水素爆発により損傷することはない。
また，何らかの理由により格納容器の健全性が損なわれ，格納容器から原
子炉建屋原子炉棟へ想定を超える水素漏えいが確認された場合には，格納容器圧力を低下させることで漏えい箇所からの漏えい量を低減し，フィルタ装置を介さない大気への放射性物質の放出を極力低減するためにベントを実施することとしている。これにより，格納容器内の水素が格納容器ベントにより排出され，原子炉建屋へ漏えいするガスは，ほぼ蒸気となるため，原子炉
建屋原子炉棟で水素爆発は発生しない。
格納容器から想定を超える水素漏えい時の対応フローを第 2 図に示す。
事象発生

CAMS 指示値が追加

格納容器から想定を超える水
素漏えい時の対応
ＹＥＳ

放出量相当を超過
ＮＯ
S/P 水位 NWL+6.5m 到達
S/P 水位 NWL+6.5m 到達
格納容器から原子炉建屋への想定を超える漏えいを認知 ※格納容器スプレイ停止
格納容器スプレイ停止
格納容器圧力 310kPa[gage]到達

ベント実施

ベント実施

ベント実施

※格納容器から原子炉建屋への想定を超える漏えいの認知
・格納容器からの水素漏えいを検知する手段として，水素濃度計があり，想定を超える水素漏えいの判断は，「原子炉建屋水素濃度計指示値が 2%に到達した場合」とする。

第2図

格納容器からの想定を超える水素漏えい時の対応フロー（格納容器圧力逃がし装置によるベント実施の判断フロー）
53-7-123

199

参考 1
原子炉建屋原子炉棟6階大物搬入口ハッチについて

重大事故等発生時に格納容器から漏えいした水素を原子炉建屋原子炉棟6階に導くために，通常運転時は原子炉建屋原子炉棟6階大物搬入口ハッチを開状態に維持することとする。大物搬入口ハッチカバーは２分割の折り畳み式カバーであり，電動チェーンブロックにより開閉する。また，電動チェーンブロック
により全開状態で固定するとともに，開状態においてはストッパーピンを入れておくことで，意図しない閉動作を防止する。(第1，2図参照）
なお，今後は必要に応じて固縛等を実施する。

53-7-124

200

第1図

大物搬入ロハッチの閉状態

第2図

大物搬入ロハッチの開状態

53-7-125

201

参考 2
原子炉建屋原子炉棟トップベント設備の設置について

原子炉建屋原子炉棟トップベント設備を設置し，仮に原子炉建屋原子炉
棟内の水素濃度が上昇した場合においても，原子炉建屋原子炉棟 6 階天井部の水素を外部へ排出することで，水素の建屋内滞留を防止する設計とする。
原子炉建屋原子炉棟トップベント設備としては，原子炉建屋原子炉棟屋
上に 2 個の弁を設置し，遠隔人力操作機構にて遠隔で操作が可能なものとする。
トップベントを開放する場合は，原子炉建屋原子炉棟外への放射性物質の拡散を抑制するため，放水砲による原子炉建屋原子炉棟屋上への放水を並行して実施することとする。なお，放水砲については「3.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備(設置許可基準規則第 55 条に対する設計方針を示す章)」で示す。

第1図

原子炉建屋原子炉棟トップベント設備
53-7-126

設備概要

202

参考 3
原子炉建屋原子炉棟の水素挙動評価へのＧＯＴＨＩＣコードの適用性

1.

はじめに
原子炉建屋水素対策の有効性を評価するための熱流動解析において，米国

ＥＰＲＩ(Electric Power Research Institute)により開発された汎用熱流動
解析コード「ＧＯＴＨＩＣ(Generation of Thermal-Hydraulic Information
for Containments)」を用いている。以下に本解析コードを用いる妥当性を示す。

2.

本解析コードの特徴(1)

概要
本解析コードは，気相，液体連続相，及び液体分散相(液滴)の 3 相について，各々，質量，運動量及びエネルギーの 3 保存式を解く，完全 3 流体
（9 保存式）解析コードである。
各相間の質量，運動量及びエネルギーの移動は構成式で表され，これにより，凝縮・沸騰現象や，凝縮した液体によって随伴される気相の流れ等，
複雑な混相流現象を模擬することができる。また，ファン・水素再結合器等の機器モデルが組み込まれており，これらの機器の作動及び制御を模擬できる。
このような基本構成により，原子炉建物内における気液混相の熱流動を取り扱うことができる。
(2)

流体

53-7-127

203

前述のように，本解析コードは気相及び液相の熱流動を取り扱うことができる。このうち気体については，蒸気だけでなく水素，窒素，酸素等の様々なガスが混合した多成分ガスを取り扱うことができる。
(3)

伝熱
流体の各相間の伝熱（エネルギー移動）は，(1)で記述したように構成式で表される。
流体と壁面等の構造体との間の伝熱は，壁面熱伝達モデルにより評価する。壁面熱伝達モデルは，自然対流熱伝達及び強制対流熱伝達，凝縮熱伝
達等のモデルが組み込まれており，流体と構造物の間の熱伝達及び壁面近傍の蒸気の凝縮等を考慮できる。また，構造物内部の熱伝導を考慮できる。
(4)

形状モデル
本解析コードの形状モデル例を第 1 図に示す。本解析コードでは，区画を複数ボリューム（サブボリューム分割）として扱う分布定数系モデルと，区画を 1 ボリュームとして扱う集中定数系モデルがあり，解析内容に応じて適切にモデル化することが可能である。
このうち，分布定数系モデル（サブボリュームモデル）は，いわゆる直交系の構造格子モデルであり，3 次元の流体挙動が計算される。分布定数系
モデルにおいては，各サブボリュームの体積や高さ等，また，サブボリューム間の流路面積や水力等価直径等の形状パラメータを設定することにより，当該部の 3 次元形状をモデル化することが可能である。更に，乱流モ
デル及び分子拡散モデルが組み込まれており，乱流拡散及び分子拡散による質量・運動量・エネルギーの移動を考慮可能である。また，壁面摩擦モ
デルや局所圧力損失モデルにより，壁面と流体との相互作用や，流路内の構造物を通過することによる運動量・エネルギーの損失を考慮可能である。
更に，各相間の界面を通じた質量，運動量，エネルギーの移動が考慮され53-7-128204

ている。各サブボリュームについて，これらのモデルを含む質量・運動量・エネルギーの保存式を計算することにより，三次元熱流動を評価する。
集中定数系においては，各区画・各相について質量とエネルギーの保存式が計算される。一方，集中定数系の区画間の流れはフローパスモデルで模擬する。フローパスは，各相について 1 次元の運動量の保存式が計算され，壁面摩擦モデル，局所圧力損失モデル，各相間の界面を通じた運動量の移動等が考慮されている。
また，区画と境界条件とを接続することにより，境界との流体の流入・流出が計算される。フローパスは 1 次元の流れであるが，場合によって，これらを複数設置することにより，区画間の循環流れ等も模擬することができる。
形状モデルの例を第 1 図に示す。

第1図

(5)

形状モデル例

境界条件
流入境界から流入する流体の種類，流量，エネルギー等を設定できる。

また，圧力境界条件により，境界での流体の圧力等を設定できる。一方，熱伝導体の境界においては，境界での熱流束，温度等を設定可能である。
(6)

機器モデル
ファンや水素再結合器等の機器を模擬できる。ファンモデルは，フローパスに流入・流出する流量を制御できる。水素再結合器モデルは，当該モ
53-7-129

205

デルに流入する水素と酸素の結合反応及び上記結合反応によって生じる反応発熱を制御できる。

3.本解析コードの妥当性確認
原子炉建屋水素対策の有効性を評価するための熱流動解析に本解析コードを用いることの妥当性を確認するため，基本的な物理現象である 3 次元的な流動によるガスの流動・拡散現象，ガスの熱流動と水素ガス濃度変化への影響が大きい水蒸気の壁面熱伝達による凝縮及び構造体内部熱伝導，ＰＡＲモデルに着
目する。
(1)

3 次元流動解析への適用性
原子炉建屋内では，格納容器等から漏えいしたガスが拡散し混合する。

原子炉建屋水素対策の有効性評価では，オペレーティングフロアに対して，
複数ボリューム分割できる分布定数系モデルを適用することで，水素や水蒸気等ガスのボリューム間の拡散・混合を解析可能である。
ガスの拡散・混合に関する代表的な総合効果試験としてＮＵＰＥＣ試験がある（第 2 図参照）。ＮＵＰＥＣ試験は，第 1 表及び第 3 図から第 5 図に示すように，25 の区画に分割された試験体系において，ガス放出の有無，
放出ガスの種類（水蒸気又は水素の代替としてのヘリウム)やスプレイの有無等を考慮した試験が行われ，雰囲気圧力・温度やガス濃度分布が測定されている。ここでは，水蒸気及び水素の代替としてのヘリウムの両方を放出し，かつスプレイを想定しない点で，原子炉建物水素対策の想定条件に近い試験ケース TestM-4-3 を対象に，解析の試験データとの比較を行った。
TestM-4-3 の試験条件を以下に示す。
53-7-130206

・初期圧力：101kPa[abs]・初期温度：28℃
・蒸気の放出条件：0.33kg／s（1,800 秒で停止）
・ヘリウムの放出条件：0.03kg／s（1,800 秒で停止）
・ガス放出区画：第 4 図参照
・スプレイ：なし

ついて，試験データは測定位置に依存すること，ＧＯＴＨＩＣが高濃度のガスが放出するノード近傍のヘリウム濃度をプロットしていることから，解析の試験との差がやや大きい。ヘリウム濃度の成層化について，試験データの53-7-131207

以上より，格納容器漏えいによる水素や水蒸気の放出を想定して，ガス拡散・混合を評価する原子炉建物水素流動解析に本解析コードを適用するのは妥当である。

第1表

ＮＵＰＥＣ試験体系の内部区画（出典：参考文献[1]Table3-2）

53-7-132

208

第2図

水素濃度の範囲と試験スケール（出典：[1]Fig.3-1）

53-7-133

209

第3図

ＮＵＰＥＣ試験体系の概要（出典：[2]Fig.17-1）

53-7-134

210

第4図

ＮＵＰＥＣ試験体系における区画と開口部（出典：[2]Fig.17-2）

53-7-135

211

第5図

ＮＵＰＥＣ試験体系におけるヘリウム濃度及び圧力の計測点（出典：[3]図 3.1.4）

53-7-136

212

第6図

ＮＵＰＥＣ試験の解析モデル概要（出典：[2]Fig.17-3）

53-7-137

213

第7図

ＮＵＰＥＣ試験の解析モデルにおける分布定数系によるノード分割（出典：[2]Fig.17-4）

第8図

格納容器圧力（出典：［2］Fig.17-16）
53-7-138

214

第9図

格納容器温度（出典：［2］Fig.17-17）

第 10 図ヘリウム濃度（出典：［2］Fig.17-19）
53-7-139

215

(2)

水蒸気凝縮(壁面熱伝達)への適用性
凝縮熱伝達モデルとして，ＤＬＭ－ＦＭモデル（Diffusion Layer Modelwith enhancement due to Film roughening and Mist generation in theboundary layer）を使用した。本モデルは，液膜の擾乱や壁面付近での液滴発生を考慮した最適評価モデルである。
本モデルで評価した凝縮熱伝達について，個別効果試験データとの比較を第 11 図に示す。また，比較する試験パラメータの範囲を以下に示す。

図に示すとおり，ほとんどの試験データに対して約 20%以内で予測できている。想定されるパラメータ範囲は，以下に示すように試験パラメータの範囲を概ね満たすことから，本モデルを適用するのは妥当である。

53-7-140216

第 11 図(3)

ＤＬＭ－ＦＭモデルの試験データとの比較（出典：［2］Fig.5-40）

構造体内部熱伝導
オペレーティングフロアの壁及び天井の構造体を熱伝導体とみなし，ＧＯＴＨＩＣコードに内蔵されている 1 次元熱伝導モデルを使用している。
円筒の熱伝導体において，熱伝導体の初期温度を 500F，熱伝導体周りの流体温度を 200F とした条件で，ＧＯＴＨＩＣコードで評価した円筒中心の温度の時間変化と理論解との比較を第 12 図に示す。ＧＯＴＨＩＣコードは理論解とよく一致しており，原子炉建物水素対策の有効性評価の中で，構造体内部熱伝導へ本モデルを適用することは妥当である。

53-7-141217

第 12 図円筒中心温度の 1 次元熱伝導モデルによる計算結果（変数名：TA3）と解析解（変数名：DC3T）との比較（出典：参考文献［2］Fig.4-11）(4)

ＰＡＲモデル
オペレーティングフロアのような相対的に広大な空間に設置されたＰＡ

Ｒによる水素再結合挙動を，本解析コードによって適切に行えるかについては，以下の 2 つの点に着目して検討する必要がある。
・本解析コードでモデル化するＰＡＲにおいて，本来，ＰＡＲ内部で生じているような局所的な熱・流動影響を伴う水素・酸素再結合を取り扱え
るか・ＰＡＲの大きさに対して，相対的に空間スケールの大きい「粗メッシュ」
モデルによっても，適正なＰＡＲ流入気体条件（水素，酸素濃度，気体
温度，圧力）を与えることができるか
53-7-142

218

以下では，これらの観点に対しての考察・検討を示す。
ａ．ＰＡＲ内の局所流動の扱い
ＰＡＲの内部においては，カートリッジにおける水素・酸素の再結合開始に伴い，カートリッジでの再結合熱の流入気体への伝熱，伝熱に伴う気体の浮力による上昇流の発生，及び上昇流に対する流動抵抗の発生等，複雑な熱流動が発生していると考えられる。
ＫＡＬＩ試験 [4] でのＰＡＲの水素処理量の基本式についての妥当性検証解析においては，（第 13 図）より求めた処
理速度の実験値と，試験条件（温度，圧力は代表値）を相関式への入力
値として与えて算出した処理速度を比較しており，これによって相関式の妥当性が確認された。すなわち，ＰＡＲ内部の複雑な流動の結果としての水素処理容量を，ＰＡＲの入口において計測された水素濃度，気体
温度及び気体圧力の関数として整理して与えたものが，水素処理容量相関式である。水素処理容量相関式はＰＡＲ内の浮力や流動抵抗等の局所
流動及び水素処理特性を内包しており，ＰＡＲ入口条件として水素濃度，
気体圧力，気体温度を与えれば，これらのＰＡＲ内部の局所性を陰に含んだ形で，当該ＰＡＲ水素処理容量を得ることができるように配慮されている。

53-7-143219

第 13 図ＫＡＬＩ試験の計測位置

53-7-144220

ｂ．ＧＯＴＨＩＣにおけるＰＡＲのモデル化
ＧＯＴＨＩＣにおいては，ＮＩＳ社製のＰＡＲによる水素処理相関式
を，機器モデルの一つであるで模擬している。ＧＯＴＨＩＣにおけるＰＡＲの組込みロジックを第 14 図に示す。
を使用して，Ｆｉｓｃｈｅｒ [5] の相関式に示されるＰＡＲ入口から自然に引き込まれるを模擬している。次に，

を

使用して，

Ｐ

ＡＲ入口水素濃度等のパラメータから上記の相関式で計算される水素処
理量を模擬している。

53-7-145

221

第 14 図ＰＡＲの組み込みロジック

53-7-146

222

ｃ．ＧＯＴＨＩＣのオペレーティングフロア解析モデルとＰＡＲモデルの関係
上記ｂ．により，ＧＯＴＨＩＣコードにおいて，ＰＡＲの水素処理容量相関式を忠実にモデル化していることを示した。また，ａ．により，
ＰＡＲ入口の水素濃度，気体圧力，気体温度を与えれば，適正な水素処
理容量を計算できることを示した。
ＧＯＴＨＩＣによるＰＡＲの解析においては，オペレーティングフロ
ア内のサブボリュームの大きさは，ＰＡＲの大きさと比較して大きく，
ＰＡＲ入口部を局所的にモデル化はしていない。すなわち，ＰＡＲの水
素処理量を適正に評価するためには，ＰＡＲの入口条件を適切に評価する必要がある。これについて考察を行った。
ＰＡＲモデルでは，フローパスの入口と出口を同じサブボリュームに接続し，同サブボリュームの水素濃度・酸素濃度・温度をＰＡＲ入口の条件として使用している。ＰＡＲが設置される実機建屋体系では，作動中のＰＡＲ排気は周囲雰囲気に比べて高温であるので，上方へ立ち昇って行き，ＰＡＲの周囲に留まることはないと考えられるので，このようにＰＡＲ設置ボリュームに排気を混合させるモデル化は，以下に示すと
おり保守的な設定と考える。
・水素濃度
ＰＡＲで処理され水素濃度が低くなったガスが，フローパスの出口
より同サブボリュームに排出され混合する。そのため，同サブボリュ
ームの水素濃度は，実際のＰＡＲ入口の水素濃度よりも低くなり，相関式で計算した水素処理容量が小さくなるため保守的な設定と考える。
・酸素濃度53-7-147

223

ＰＡＲで処理され酸素濃度が低くなったガスが，フローパスの出口
より同サブボリュームに排出され混合する。そのため，同サブボリュ
ームの酸素濃度は，実際のＰＡＲ入口の酸素濃度よりも低くなり，Ｐ
ＡＲの起動の観点で保守的な設定と考える。ただし，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。
・気体温度
ＧＯＴＨＩＣモデルにおいては，ＰＡＲの水素・酸素再結合による発生熱量が，サブノード内の気体全体を加熱するため，ＰＡＲ出口温度については，実際よりも低く評価され，浮力による上昇速度が実際よりも小さくなる。これは，オペレーティングフロアの気体の混合性を小さくする。水素濃度分布の局所化や成層化の観点からは，オペレ
ーティングフロアの気体の混合性が促進されない方が一般に厳しい評価となると考えられる。
また，ＰＡＲに流入する気体温度の観点からは，実際よりも高温な気体がＰＡＲに流入することになり，これはＰＡＲの水素処理速度を
実際よりも低下させる方向に作用する。
・気体圧力
解析においては，サブノード内の気体圧力は一定である。一方，実際の流動においては，圧力に分布がある。しかしながら，解析対象としているような，解放空間における空間内の圧力差は小さく，圧力分
布を均一に扱っている影響は僅少と考えられる。

ｄ．ＰＡＲ設置状態における総合的な解析能力

53-7-148224

3.(1)に示したＮＵＰＥＣ試験についての解析は，上記のａ．からｃ．
が適合する状況で行われたものであり，この結果は，3.(1)で先述のように，ＧＯＴＨＩＣで適切なＰＡＲ解析を行い得ることを示している。
以上から，ＧＯＴＨＩＣコードによるＰＡＲ解析については，・ＰＡＲ内の局所性については，ＰＡＲ入口条件に縮約された水素処
理容量相関式により，・ＰＡＲ周囲を比較的粗メッシュで扱っていることについては，その設定がＰＡＲの水素処理量やオペレーティングフロア内のガス混合性を低く見積もる定性的傾向があることにより，評価モデルとしては適正であることを示した。
また，総合的な評価能力については，3.(1)の実験解析により，適切な解析能力があることを示した。

以上の検討から，ＧＯＴＨＩＣにおけるＰＡＲのモデル化，及び同モデ
ルを用いての水素・酸素再結合解析は適正に実施できる。

参考文献一覧
1

NUPEC,“Final Comparison Reprot on ISP-35: NUPEC Hydrogen Mixing andDistoribution Test(Test M-7-1)”, CSNI Report NEA/CSNI/R(94)29,
December, 1994.

2

GOTHIC Thermal Hydraulic Analysis Package, Version 8.1(QA). EPRI, Palo
Alto, CA: 2014.

3

独立行政法人原子力安全基盤機構，溶接部等熱影響部信頼性実証試験（原子炉格納容器）に関する報告書（平成 4 年度），平成 5 年 3 月

53-7-149

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4

EPRI and EDF,“Generic Tests of Passive Autocatalytic Recombiners(PARs) for Combustible Gas Control in Nuclear Power Plants”, June
1997.

5

K. FISCHER, “QUALIFICATION OF A PASSIVE CATALYTIC MODULE FOR HYDROGENMITIGATION”, Nuclear Technology VOL.112, Oct. 1995

53-7-150

226

参考4
原子炉建屋ガス処理系の健全性について(1)

原子炉建屋ガス処理系の水素爆発に対する考慮について
原子炉建屋ガス処理系は，原子炉建屋原子炉棟の水素濃度が可燃限界未満の範囲において使用する。原子炉建屋ガス処理系運転中は原子炉建屋原
子炉棟の水素濃度を監視し，原子炉建屋原子炉棟の水素濃度が2vol％に到達した場合は，原子炉建屋ガス処理系を停止する。
原子炉建屋ガス処理系は，非常用ガス再循環系と非常用ガス処理系からなり，非常用ガス再循環系は，フィルタユニット，排風機，ダクト及び弁などから構成されており，原子炉建屋原子炉棟内でガスを再循環させ，放射性物質を吸着除去する。非常用ガス処理系は，フィルタユニット，排風機，ダクト及び弁などから構成されており，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，非常用ガス処理系排気筒から大気へ放出させ，原子炉建屋原子炉棟を負圧に保つ。
原子炉建屋ガス処理系風量は，非常用ガス再循環系が17,000m ３ ／h，非常用ガス処理系が3,570m ３ ／hと十分大きいため，水素が系統内で留まることはない。

非常用ガス再循環系のフィルタユニットには，よう素用チャコールフィ
ルタの性能を満足させるため電気ヒータを使用している。電気ヒータはフィン付の外装管内に収納されており非常用ガス再循環系の処理空気と直接接触しない構造となっている。また，非常用ガス再循環系の処理空気温度
が105℃及び137℃以上となった場合に過熱防止用サーモスタットが動作する設計となっており，水素ガスの着火温度である約500℃ ※ に対して十分低53-7-151

227

い温度での使用となる。
この設計により，「電気設備に関する技術基準を定める省令」第六十九条及び「工場電気設備防爆指針」で要求される防爆性雰囲気とはならない
ため，原子炉建屋ガス処理系に設置される電気・計装品を防爆型とする必要はなく，防爆を目的とした電気設備の接地の必要もない。ただし，電気設備の必要な箇所には「原子力発電工作物に係る電気設備に関する技術基準を定める省令」第十条，第十一条に基づく接地を施す設計とする。

※

水素ガスの着火温度について（水素濃度等の依存性について）
水素ガスの着火温度（自然着火温度）は濃度，圧力等に依存性があるが，水素と空気の混合気体の1気圧における最低着火温度として500℃であることが機械工学便覧に示されている。
第1図に，NUREG/CR 2726「LIGHT WATER REACTOR HYDROGEN MANUAL June 1983」
及び Westinghouse Electric Corporation のレポート「Hydrogen Flammability
Data and Application to PWR Loss-of-Coolant Accident，Report WAPD-SC-545」に示されている「水素濃度と水素着火温度の関係」を示す。第1図は圧力が792kPaの場合でのデータであるが，水素着火温度は水素濃度，水蒸気濃度に依存するものの500℃を下回らないことが分かる。
また，第2図に，同じNUREG/CR2726に示されている「水素の最低着火エネルギーと圧力の関係」を示す。第2図は，圧力が低くなるほど水素の最低着火エネルギーが大ききことを示していることから，圧力が低くなるほど水素の着火温度は高くなることが分かる。
第1図，第2図から，水素の着火温度は濃度，圧力に依存するが500℃を下回らな
いと考えられる。

53-7-152228

※圧力 792kPa の場合

NUREG/CR 2726 「 LIGHT WATER
REACTOR HYDROGEN MANUAL June
1983」から引用

第1図

水素着火温度と水素濃度の関係

NUREG/CR 2726 「 LIGHT WATER
REACTOR HYDROGEN MANUAL June
1983」から引用

第2図

水素の最低着火エネルギーと圧力の関係

53-7-153

229

53-8

その他設備

53-8-1230

以下に，水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための自主設備の概
要を示す。

(1)

格納容器頂部注水系の設置
格納容器頂部注水系は，炉心の著しい損傷が発生した場合において，格納容器頂部を冷却することで格納容器外への水素漏えいを抑制し，原子炉
建屋原子炉棟の水素爆発を防止する機能を有する。格納容器頂部注水系は常設（第 1 図）及び可搬型（第 2 図）があり，原子炉ウェルに水を注水することで，格納容器トップヘッドフランジを外側から冷却することができる。格納容器トップヘッドフランジは事故時の過温・過圧状態に伴うフランジ開口で，シール材が追従できない程の劣化があると，閉じ込め機能を喪失する。このシール材は，以前はシリコンゴムを採用していたが，格納容器閉じ込め機能の強化のために耐熱性，耐蒸気性，耐放射線性に優れた
改良ＥＰＤＭ製シール材に変更し，閉じ込め機能強化を図る。改良ＥＰＤ
Ｍ製シール材は 200℃蒸気が 7 日間継続しても閉じ込め機能が確保できることを確認しているが，シール材の温度が低くなると，熱劣化要因が低下
し，閉じ込め機能もより健全となり，原子炉建屋原子炉棟への水素漏えいを抑制できる。
格納容器頂部注水系（常設）は，常設低圧代替注水ポンプにより，重大事故等発生時に代替淡水貯槽の水を格納容器頂部へ注水することで格納容器頂部を冷却できる設計とする。
格納容器頂部注水系（可搬型）は, 重大事故等発生時に可搬型代替注水
大型ポンプにより原子炉建屋外から淡水貯水池又は代替淡水貯槽の水,若しくは海水を格納容器頂部へ注水することで格納容器頂部を冷却できる設計とする。
53-8-2

231

ＳＡ用
海水ピット

原子炉建屋
MO

MO

燃料プール
冷却浄化系より

防潮堤
海常設スプレイ
ヘッダ

MO
MO

MO

MO

東側接続口

MO

MO

MO

MO

MO

MO

原子炉ウェル

MO

MO

使用済燃料
プール

MO

淡水貯水池

MO

MO

MO

MO

AO

MO

MO

MO

AO

MO

AO

AO

MO

MO

ドライウェル

MO

MO

MO

MO

MO

MO

格納容器下部へ

MO

MO

西側接続口

MO

残留熱除去系（Ｂ）より残留熱除去系（Ｃ）より

MO

サプレッション・プール

消火系より

MO

低圧炉心スプレイ系より残留熱除去系（Ａ）より

原子炉圧力容器MO

常設低圧代替注水系格納槽（Ａ）
代替淡水貯槽（Ｂ）:重大事故等時に操作する弁常設低圧代替注水系ポンプ

第 53-7-1 図

格納容器頂部注水系（常設）

第 53-7-2 図

格納容器頂部注水系（可搬型）

53-8-3232

(2)原子炉建屋原子炉棟トップベント設備の設置
原子炉建屋原子炉棟トップベント設備を設置し，仮に原子炉建屋原子炉
棟内の水素濃度が上昇した場合においても，原子炉建屋原子炉棟 6 階天井部の水素を外部へ排出することで，水素の建屋内滞留を防止する設計とする。
原子炉建屋原子炉棟トップベント設備は，原子炉建屋原子炉棟屋上に 2個の弁を設置し，遠隔人力操作機構にて遠隔で操作が可能なものとする。
トップベントを開放する場合は，原子炉建屋原子炉棟外への放射性物質の拡散を抑制するため，放水砲による原子炉建屋原子炉棟屋上への放水を並行して実施することとする。なお，放水砲については「3.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備(設置許可基準規則第 55 条に対する設計方針を示す章)」で示す。

第 53-7-3 図

原子炉建屋原子炉棟トップベント設備

53-8-4

設備概要

233