東海第二発電所 工事計画審査資料

本資料のうち，枠囲みの内容は，

資料番号

補足-270-5 改 2

提出年月日

平成 30 年 5 月 14 日

営業秘密又は防護上の観点から公開できません。

工事計画に係る補足説明資料
原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する説明書のうち補足-270-5【静的触媒式水素再結合器及び窒素供給装置について】

平成 30 年 5 月
日本原子力発電株式会社

静的触媒式水素再結合器及び窒素供給装置について

NT2 補① 補足-270-5 R0（補足説明）

目次

補足1 局所エリアの漏えいガスの滞留

補足1-1

補足2 原子炉建屋水素濃度の適用性について

補足2-1

補足3 触媒基材（アルミナ）について

補足3-1

補足4 格納容器頂部注水系について

補足4-1

補足5 原子炉建屋原子炉棟6階大物搬入口ハッチについて

補足5-1

補足6 窒素供給装置について

補足6-1

補足7 「設置（変更）許可申請書 添付書類十 可燃性ガスの発生について」に

NT2 補① 補足-270-5 R0

おける可燃性ガス濃度制御系による格納容器内水素及び酸素制御について

目次

補足7-1

補足1
局所エリアの漏えいガスの滞留
1.

評価方法
原子炉格納容器からの水素漏えいが想定される箇所については，「別添 1 2.3.1(2)漏えい箇所」に示す漏えい箇所があり，第 1 表に示す直接漏えいが発生する区画（以下「局所エリア」という。
）
については，小部屋形状となっている箇所がある。したがって，局所エリアにおいて，漏えいしたガスの滞留が無いことをＧＯＴＨＩＣコードによる解析により確認する。具体的には，「別添 1
第 2.3.2-1 表 ケース 1」に示す有効性評価シナリオ包絡条件において，局所エリアと隣接エリアの水素濃度に大きな乖離がないことを確認することで，局所エリアにおける水素滞留がないことを確認する。なお，シールドプラグが置かれた状態の原子炉ウェル部についても，局所エリアとなる可能性があるが，シールドプラグにシール性がないこと及び上面に開口があることから，
局所エリアから除外とした。
第 1 表 局所エリア
漏えい箇所

エリア名称

空間容積（m3）※

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

42.1

所員用エアロック

所員用エアロックの
ある部屋

23.4

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

1353.4

NT2 補① 補足-270-5 R2

階数

ＣＲＤ搬出ハッチ2階

地下 1 階※ 躯体図をもとに算出した空間容積に対し，機器配管等の容積を考慮して 0.7 倍とした値
2.

解析条件

(1) 解析モデル
解析モデルを第 1 図に示す。各局所エリアは，第 2 図から第 3 図に示すとおり，開口部等を通じて，隣接する区画とつながっていることから，解析モデルは，局所エリアとその隣接エリ
アをそれぞれ 1 ノードでモデル化する。また，流入境界条件を設けて原子炉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。
また，隣接エリアを第 4 図から第 9 図に示す。

補足 1-1

NT2 補① 補足-270-5 R1

第 1 図 2 ノードモデル

補足 1-2

NT2 補① 補足-270-5 R1

第 2 図 原子炉建屋原子炉棟 2 階における局所エリアの状況

補足 1-3

NT2 補① 補足-270-5 R1

第 3 図 原子炉建屋原子炉棟地下 1 階における局所エリアの状況

補足 1-4

NT2 補① 補足-270-5 R1

第 4 図 隣接エリア 原子炉建屋原子炉棟地下 1 階

第 5 図 隣接エリア 原子炉建屋原子炉棟 1 階

補足 1-5

NT2 補① 補足-270-5 R1

第 6 図 隣接エリア 原子炉建屋原子炉棟 2 階

第 7 図 隣接エリア 原子炉建屋原子炉棟 3 階
補足 1-6

NT2 補① 補足-270-5 R1

第 8 図 隣接エリア 原子炉建屋原子炉棟 4 階

第 9 図 隣接エリア 原子炉建屋原子炉棟 5 階

補足 1-7

(2) 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)101.325 kPa
40 ℃
相対湿度 100 ％の空気
第 1 表参照

大気圧
想定される高めの温度として設定
同上

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)101.325 kPa
40 ℃
21 ％
79 ％

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

流出条件（外部への漏えい）(1)流出条件

圧力損失なし2

NT2 補① 補足-270-5 R2

3

備考

各局所エリアの漏えい量は，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。漏えいの分配条件は別添 1 のうち第 2.3.1-3 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における漏えい条件を第 3 表に示す。
また，原子炉格納容器からの各局所エリアにおける漏えい量を第 4 表に示す。

補足 1-8

第 3 表 有効性評価シナリオ包絡条件における漏えい条件
ドライウェル項目

サプレッション・チェンバ

0～

3～

30～

110～

0～

3～

30～

110～

3 h

30 h

110 h

168 h

3 h

30 h

110 h

168 h

圧力

620

186

341

620

186

341

（kPa［gage］）（2 Pd）（0.6 Pd）（1.1 Pd）（2 Pd）（0.6 Pd）（1.1 Pd）

温度［℃］（上：原子炉格納容器内，
下：建屋への

210

200

171

210

200

171

100

100

100

100

100

100

漏えい時※１）
水素濃度［％］ ※１
水蒸気濃度［％］ ※１

100

100

0

0

格納容器
0.615

漏えい率

NT2 補① 補足-270-5 R3［％/day］
備

0.42

0.34

0.29

0.45

0.11

※２

考

2 階の漏えい条件

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，別添 1 のうち第 2.3.1-2 表に示す漏えい条件から水素のみを考慮して算出

第 4 表 有効性評価シナリオ包絡条件における漏えい量
時間

評価対象とするエリア

漏えい量
[㎏/s]

ドライウェル機器ハッチ及びＣＲＤ搬出ハッチのある部屋
所員用エアロックのある部
屋
サプレッション・チェンバ
アクセスハッチのある部屋

0～3 h

3～30 h30～110 h

110～168 h

6.14×10－５

4.28×10－５

1.47×10－５

1.93×10－５

2.38×10－５

1.66×10－５

5.71×10－６

7.49×10－６

2.09×10－５

2.13×10－５

2.21×10－６

3.40×10－６

補足 1-93.

解析結果
各ケースの 168 時間後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10 図，第 12 図及び第 14 図に示す。また，局所エリアから隣接エリアへの流出量及び流入量を第11 図，第 13 図及び第 15 図に示す。
第 5 表 解析結果
水素濃度最大値［vol％］ケース№

原子炉格納容器
漏えい条件

1

2

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）

3.06

2.19

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）

1.06

0.83

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）

1.69

1.69

NT2 補① 補足-270-5 R3

3

有効性評価
シナリオ包絡条件

評価対象
とする
局所エリア

評価対象とするエリア

補足 1-10

局所エリアの水素濃度は，隣接エリアと比較して高めに推移するが，水素濃度の上昇速度はほぼ同等

NT2 補① 補足-270-5 R3

漏えい条件の変更点による水素濃度の変動

第 10 図 有効性評価シナリオ包絡条件における水素挙動（ドライウェル機器ハッチ及びＣＲＤ搬出ハッチのある部屋）

漏えい条件の変更点による移行量の変動

第 11 図 有効性評価シナリオ包絡条件における隣接エリアとの気体の移行量（ドライウェル機器ハッチ及びＣＲＤ搬出ハッチのある部屋）

補足 1-11

局所エリアの水素濃度は，隣接エリアと比較して高めに推移するが，水素濃度の上昇速度はほぼ同等

NT2 補① 補足-270-5 R3

漏えい条件の変更点による水素濃度の変動

第 12 図 有効性評価シナリオ包絡条件における水素挙動（所員用エアロックのある部屋）

漏えい条件の変更点による移行量の変動

第 13 図 有効性評価シナリオ包絡条件における隣接エリアとの気体の移行量（所員用エアロックのある部屋）

補足 1-12NT2 補① 補足-270-5 R3

局所エリアの空間容積が比較的大きいことから，隣接エリアとほぼ同等の濃度で推移する。

第 14 図 有効性評価シナリオ包絡条件における水素挙動（サプレッション・チェンバアクセスハッチのある部屋）

漏えい条件の変更点による移行量の変動

第 15 図 有効性評価シナリオ包絡条件における隣接エリアとの気体の移行量（サプレッション・チェンバアクセスハッチのある部屋）

補足 1-13

解析の結果から，局所エリアの水素濃度は，隣接エリアと比較して高めに推移するが，水素濃度の上昇速度はほぼ同等である結果となった。
また，隣接エリアとの気体の移行量については，水素漏えい量の増減と同等の挙動となり，水素漏えい量に対して大きな移行量がある結果となった。このことから，隣接エリアとの気体の循環があると判断できる。
以上のことから，局所エリアに漏えいした水素は，隣接エリアを通じて原子炉建屋原子炉棟
6 階に設置されたＰＡＲに導かれるため，局所エリアでの水素滞留のおそれはない。
なお，各局所エリアの天井付近には，それぞれ水素濃度計を設置する設計としており，これらの水素濃度計は，格納容器ベント実施，ブローアウトパネル開放及びブローアウトパネル閉止装置開放の判断基準として用いる計装設備であるため，万が一局所エリアでの水素滞留が発生した場合においても，速やかに検知し，対応操作が可能であることから．局所エリアでの水

NT2 補① 補足-270-5 R3

素爆発のおそれはない。

補足 1-14補足 2
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
炉心損傷時に原子炉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，Ｐ
ＡＲによる水素濃度低減（可燃性限界である 4 vol％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）：0～10 vol％・原子炉建屋水素濃度（2 階及び地下 1 階）
：0～20 vol％2.

水素濃度計の測定原理(1) 原子炉建屋水素濃度（原子炉建屋原子炉棟 6 階）NT2 補① 補足-270-5 R2

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。

補足 2-1

検出器

測定部

補償素子
固定素子

建屋雰囲気

Ｂ

Ａ

ガス

指示
固定素子

NT2 補① 補足-270-5 R2

検知素子
（触媒）

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 0.18 W／(m･k)at27 ℃である一方，酸素，窒素は，
約 0.02 W／（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。

補足 2-2

検出器

測定部

補償素子
（空気密封）
固定素子

建屋雰囲気

Ｂ

Ａ

ガス

指示
固定素子

NT2 補① 補足-270-5 R2

検知素子

第 2 図 原子炉建屋水素濃度(原子炉建屋原子炉棟 2 階及び地下 1 階)検出回路の概要図

補足 3-2

補足 3
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

NT2 補① 補足-270-5 R2

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。

［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

補足 3-1

補足 4
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，原子炉格納容器頂部を冷却することで原子炉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 図から第 3
図に示すように，原子炉ウェルに水を注水することで，原子炉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。原子炉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，原子炉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，シール材の温度を低下させることで，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（水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するたNT2 補① 補足-270-5 R2めの設備）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，原子炉格納容器外側
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格納容器頂部
注水系を設置する。

第 1 図 格納容器頂部注水系（常設）

補足 4-1

NT2 補① 補足-270-5 R2

第 2 図 格納容器頂部注水系（可搬型）（西側接続口）第 3 図 格納容器頂部注水系（可搬型）（東側接続口）補足 4-2

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，原子炉格納容器トップヘッドフランジシール材を原子炉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原子炉格納容器頂部を冷却することで，原子炉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及び可搬型代替注水中型ポンプで構成しており，炉心の著しい損傷が発生した場合において，代替淡水貯槽及び西側淡水貯水設備並びに海を水源として原子炉ウェルに注水し原子炉格納容器頂部を冷却することで，原子炉格納容器頂部からの水素漏えいを抑制する設計とする。
２．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原子炉格納容器限界温度（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。
NT2 補① 補足-270-5 R2

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することで冷却効果が得られるため，水素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原子炉格納容器への影響について
格納容器頂部注水系は，原子炉格納容器温度が 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，原子炉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原子炉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。
(1) 評価方法
原子炉格納容器過温時に原子炉ウェルに注水することで，低温の水が原子炉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。原子炉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。
(2) 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。

補足 4-3

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

材

料

―

―

SNCM439備考

トップヘッドフランジ締付ボル
トの材料

ヤング率

Ｅ

MPa

204,000

熱膨張率

α

1／K

1.27×10－５

温度差

ΔＴ

K

180

水温20℃とし，原子炉格納容器温
度200℃時の温度差

ひずみ

ε

―

2.29×10－３

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℃）

ε＝α・△Ｔ(3) まとめNT2 補① 補足-270-5 R2

上記の結果から，格納容器頂部注水による急冷により原子炉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，水温がこの温度領域以上であるため，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。常設低圧代替注水系ポンプ又は可搬型代替注水大型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原子炉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の効果を監視する。
５．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，原子炉格納容器頂部を冷却することで原子炉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。
一方で，格納容器頂部注水系の効果によって，原子炉格納容器トップヘッドフランジからの漏えいがなくなり，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には，下層階からの漏えい量が増加することで，下層階において水素濃度が可燃限界に到達するおそれがある。
上記の影響を確認するため，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。また，
ＦＲＶＳ／ＳＧＴＳについては，水素の下層階での滞留の有無を確認する観点から，停止とした。
漏えい箇所及びＦＲＶＳ／ＳＧＴＳ停止以外の条件は，「別添 1 第 2.3.2－1 表」に示すケース
1 と同様である。第 4 図に解析結果を示す。

補足 4-4

漏えい条件の変更点による水素濃度の変動

NT2 補① 補足-270-5 R1

大物搬入口区画及び階段区画から水素が原子炉建屋原子炉棟 6 階に流入することで，漏えい箇所より上の階層での水素濃度はほぼ均一となる

第 4 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）
下層階のみから水素が漏えいし，ＦＲＶＳ／ＳＧＴＳの効果に期待しない場合においても，大物搬入口区画及び階段区画から水素が原子炉建屋原子炉棟 6 階に流入することにより，下層階で水素が滞留することはなく，可燃限界に到達しない結果となった。
以上のことから，格納容器頂部注水系によって下層階での水素爆発のおそれはなく，悪影響はない。

補足 4-5

補足 5
原子炉建屋原子炉棟 6 階大物搬入口ハッチについて
原子炉建屋原子炉棟 6 階大物搬入口ハッチを第 1 図に示す。
大物搬入口ハッチについては，施設定期検査時に原子炉建屋原子炉棟 6 階（オペレーティングフロア）と 5 階を区画として分離し，汚染を拡大させないために設置されているものであるが，地震等による意図しない閉動作によって，重大事故等時に原子炉格納容器から漏えいした水素が原子炉
建屋原子炉棟 5 階に滞留することを防止するため，撤去することとする。
ＧＯＴＨＩＣコードによる重大事故時の原子炉建屋水素濃度評価においても，大物搬入口ハッチが全開状態を模擬して評価しており，大物搬入口ハッチを撤去した場合の開口面積と同等であるため，当該解析に与える影響はない。
なお，今後の運用として，施設定期検査時において，鉄板等の手段により，原子炉建屋 5 階と 6

NT2 補① 補足-270-5 R2階を分離することで汚染の拡大を防止する。

第 1 図 大物搬入ロハッチ（開状態）

補足 5-1

補足 6
窒素供給装置について
1.

概要
窒素供給装置は，炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内における水素爆発による破損を防止できるように，原子炉格納容器内を不活性化するための設備として，窒素供給装置を設置する。原子炉格納容器内の水素燃焼防止のための運用に当たっては，原子炉格納容器内へ不活性ガスである窒素を注入することで，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度を可燃限界未満にできる設計とする。
可搬型窒素供給装置は，1 台あたり，純度 99.0 vol％にて 200 Nm3/h の流量で原子炉格納容器に窒素注入が可能な能力を有している。また，ドライウェル及びサプレッション・チェンバへそ
れぞれ窒素を注入することで，計 400 Nm3/h の流量で原子炉格納容器に窒素注入が可能な能力を有している。

2.

窒素製造プロセスNT2 補① 補足-270-5 R2

窒素供給装置は，圧力変動吸着（PSA：Pressure Swing Adsorption）方式の窒素ガス発生装置
であり，空気圧縮機（エアドライヤ付），吸着槽，窒素ガス分離装置及び制御装置等で構成され，大気中の空気を原料とし，原料空気から酸素を吸着除去することで，窒素を製造・供給する設備である。
原料となる空気は，空気圧縮機内で加圧されエアドライヤで除湿後，吸着槽に送られる。吸着槽内には，空気から酸素を吸着除去する吸着剤が充填されており，送られてくる空気中の酸素を吸着除去して窒素ガスの純度を上げて系統に供給する。なお，吸着された酸素は，大気圧に減圧するで吸着剤から脱着され，吸着材は酸素等を再度吸着することが可能となる。この吸脱着操作を繰り返すことにより，連続して窒素ガスを供給する。
圧力変動吸着方式による窒素ガス供給原理を第 1 図に示す。

第 1 図 圧力変動吸着方式による窒素ガス供給原理
補足 6-1

2.

重大事故等時の格納容器内水素濃度及び酸素濃度低減性能
窒素供給装置による原子炉格納容器内の水素低減性能の評価については，当該機器が水素爆発
による原子炉格納容器の破損防止に有効であることは，設置（変更）許可における「添付書類十7.2.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」における「7.2.1.2 代替
循環冷却系を使用する場合」において確認している。
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）（代替循環
冷却系を使用する場合）」における原子炉格納容器内の気体の組成の推移（ドライ条件）を第 2 図及び第 3 図に示す。原子炉格納容器内の水素濃度は，事象発生直後からジルコニウム－水反応により大量の水素が発生し，可燃限界濃度である 4 vol％を大きく上回る。その後，水の放射線分解によって格納容器内酸素濃度が上昇する。事象発生約 84 時間後にサプレッション・チェンバの酸素濃度がドライ条件において 4.0 vol％に到達することから原子炉格納容器への窒素供給を実施することで，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度は低下する。約 163 時間後に原子炉格納容器圧力が 310 kPa[gage]に到達し，原子炉格納容器への窒素注入を停止するが，事象発生から約 168 時間後まで酸素濃度がドライ条件においても可燃限界である 5 vol％を超えることはなく，原子炉格納容器内での水素爆発は生じない。

NT2 補① 補足-270-5 R2

また，168 時間以降に水の放射線分解によって発生する酸素によって酸素濃度が再び上昇し，ドライ条件において 4.3 vol％に到達した場合には，原子炉格納容器内での水素燃焼を防止する観点で，格納容器ベントを実施するため，原子炉格納容器内で可燃限界に到達することはなく，原子炉格納容器内での水素爆発は生じない。
以上のことから，窒素供給装置によって原子炉格納容器の水素爆発を防止可能である。

補足 6-2

水素

酸素

窒素

可燃限界

100
代替循環冷却系による格納容器除熱（90 分）によって水蒸気が凝縮し水蒸気濃度が低下するとともに，ドライウェル圧力の低下
により，サプレッション・チェンバとの間の真空破壊装置が開放されるため，サプレッション・チェンバの気体がドライウェルに流入し，非凝縮性ガスの濃度が上昇

90
80
ド
ラ
イ
ウ
ェ
ル
の
気
相
濃
度
（vol％）

格納容器圧力 310kPa［gage］到達にて可搬型窒素供給装置による窒素供給停止（約 163 時間）

70
窒素
60
50
40

可搬型窒素供給装置による格納容器内への窒素供給操作（約 84 時間）により窒素濃度が上昇し，相対的にその他の気相濃度が減少

水素30

ドライウェル圧力の低下により真空破壊装置が作動し，サプレッション・チェンバの気体がドライウェルに移行することによる気相濃度の
変化

20

酸素

10

酸素可燃限界(5vol%)

0
0

24

48

72

96

120

144

168

NT2 補① 補足-270-5 R1

事故後の時間(h)第 2 図 「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却を使用する場合）」におけるドライウェルの気相濃度の推移（ドライ条件）
水素

酸素

窒素

可燃限界

100
90
サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
チ
ェ
ン
バ
の
気
相
濃
度

格納容器圧力 310kPa［gage］到達にて可搬型窒素供給装置による窒素供給停止（約 163 時間）

窒素80

ＬＯＣＡ後のブローダウンによって，ドライウ
ェルに存在する非凝縮性ガスが水蒸気とともにサプレッション・チェンバに送り込まれ，水蒸気がスクラビングによって凝縮されることにより，サプレッション・チェンバ内は非凝縮性ガスの濃度が高い状態となる

70
60

可搬型窒素供給装置による格納容器内への窒素供給操作（約 84 時間）により窒素濃度が上昇し，相対的にその他の気相濃度が減少

50
40

ドライウェルが原子炉圧力容器からの水蒸気の放出によって加圧され，サプレッション・チェンバよりも圧力が高い間は非凝縮性ガスがサプレッション・チェ
ンバに集中することになる

30

酸素濃度 4.0％到達

水素

20

酸素

（vol％） 10

酸素可燃限界(5vol%)

0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)第 3 図 「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却を使用する場合）」におけるサプレッション・チェンバの気相濃度の推移（ドライ条件）

補足 6-3

3.

原子炉格納容器内における水素及び酸素発生量の不確かさを考慮した評価
2．にて示した評価は，電力共同研究の成果を踏まえ，水の放射線分解における水素及び酸素のＧ値を G(H２)＝0.06，G(O２)＝0.03 としている。今回の評価で用いたＧ値は，過去の複数回の実験によって測定した値であり，重大事故環境下での水の放射線分解の評価に適した値と考える
が，実験においてもＧ値にはばらつきが確認されたこと及び事故時の原子炉格納容器内の環境には不確かさがあることを考慮すると，Ｇ値については不確かさを考慮した取扱いが特に重要となる。
実際の事故対応において，何らかの要因によって酸素濃度が今回の評価よりも早く上昇する場
合，事象発生から 7 日が経過する前に酸素濃度が 4.3vol％を上回る可能性が考えられる。ここでは，何らかの要因によって酸素濃度が今回の評価よりも早く上昇する場合を想定し，酸素濃度の上昇速度の変化が評価結果及び事故対応に与える影響を確認した結果を第 4 図及び第 5 図に示す。なお，Ｇ値の不確かさを考慮した評価として，水の放射線分解における水素及び酸素のＧ値
を，沸騰状態においては G(H２)＝0.4，G(O２)＝0.2，非沸騰状態においては G(H２)＝0.25，G(O２)＝0.125 とする。この値は，設計基準事故対処設備である可燃性ガス濃度制御系の性能を評価する際に用いている値であり，設計基準事故環境下に対しても一定の保守性を有する値である。

NT2 補① 補足-270-5 R2

設計基準事故環境下に比べ，重大事故環境下ではＧ値が低下する傾向にあることから，重大事故
環境下におけるＧ値の不確かさとして考慮するには十分に保守的な値である。
設計基準事故対処設備である可燃性ガス濃度制御系の性能評価で使用しているＧ値とした場合についても，窒素供給装置による原子炉格納容器への窒素注入を実施している期間中，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度は抑制され，可燃限界に到達しない。
さらに，原子炉格納容器内の酸素濃度が 4.3 vol％（ドライ）に到達した場合，原子炉格納容
器内での水素燃焼の発生防止を目的とした格納容器ベントを実施することにより，原子炉格納容
器内の非凝縮性ガスが格納容器圧力逃がし装置を通じて排出され，原子炉格納容器内の酸素濃度が可燃性限界（約 5 vol％）に到達することはない。
以上のことから，原子炉格納容器内における水素及び酸素発生量の不確かさを考慮した評価においても，窒素供給装置によって原子炉格納容器の水素爆発を防止可能である。

補足 6-4

水素

酸素

窒素

可燃限界

100
格納容器酸素濃度（ドライ条件）4.0vol％到達にて可搬型窒素供給装置 1 台による格納容器への窒素供給操作開始（約 21 時間）
可搬型窒素供給装置 1 台による窒素注入開始後，格納容器酸素濃度が上昇することを確認し，可搬型窒素供給装置 2 台による格納容器への窒素供給操作開始

90
80
ド
ラ
イ
ウ
ェ
ル
の
気
相
濃
度
（vol％）

窒素70

格納容器圧力 465kPa[gage]（1.5Pd）到達にて可搬型窒素供給装置による窒素供給停止（約 88 時間）

6040

格納容器圧力 310kPa[gage]（1Pd）到達にて可搬型窒素供給装置による窒素供給停止（約 49 時間）するが，再度，格納容器酸素濃度（ドライ条件）4.0vol％到達にて可搬型窒素供給装置 1 台による格納容器への窒素供給操作開始その後，格納容器酸素濃度上昇を確認し，可搬型窒素供給装置 2 台による格納容器への窒素供給操作開始（約 54 時間）30

格納容器酸素濃度（ドライ条件）4.3vol％到達にて格納容器
圧力逃がし装置による水素及び酸素の排出（約 122 時間）

50

水素

20
酸素
10

酸素可燃限界（5vol％）酸素可燃限界(5vol%)

0
0

24

48

72

96

120

144

168

NT2 補① 補足-270-5 R1

事故後の時間(h)第 4 図 「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却を使用しない場合）」において可燃性ガス濃度制御系の性能評価で使用しているＧ値を採用した場合のドライウェルの気相濃度の推移（ドライ条件）
水素

酸素

窒素

可燃限界

100
90
サ
プ
レ
ッ
シ
ョ
ン
・
チ
ェ
ン
バ
の
気
相
濃
度

窒素
格納容器圧力 310kPa[gage]（1Pd）到達にて可搬型窒素供給装置による窒素供給停止（約 49 時間）するが，再度，格納容器酸素濃度（ドライ条件）
4.0vol％到達にて可搬型窒素供給装置 1 台による格納容器への窒素供給
操作開始
その後，格納容器酸素濃度上昇を確認し，可搬型窒素供給装置 2 台による格納容器への窒素供給操作開始（約 54 時間）

80
70
60

格納容器酸素濃度（ドライ条件）4.0vol％到達 格納容器酸素濃度（ドライ条件）4.3vol％到達にて格にて可搬型窒素供給装置 1 台による格納容器へ 納容器圧力逃がし装置による水素及び酸素の排出の窒素供給操作開始（約 21 時間）（約 122 時間）
可搬型窒素供給装置 1 台による窒素注入開始
後，格納容器酸素濃度が上昇することを確認し，可搬型窒素供給装置 2 台による格納容器への窒素供給操作開始

50
40
30
水素

20

酸素

（vol％） 10

格納容器圧力 465kPa[gage]（1.5Pd）
到達にて可搬型窒素供給装置による窒素供給停止（約 88 時間）

酸素可燃限界（5vol％）

酸素可燃限界(5vol%)

0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)第 5 図 「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却を使用しない場合）」において可燃性ガス濃度制御系の性能評価で使用しているＧ値を採用した場合のサプレッション・チェンバの気相濃度の推移（ドライ条件）

補足 6-5補足 7「設置（変更）許可申請書

添付書類十 可燃性ガスの発生について」における

可燃性ガス濃度制御系による格納容器内水素及び酸素制御について
可燃性ガス濃度制御系による原子炉格納容器内の水素濃度低減性能については，設置（変更）許可における「添付書類十 可燃性ガスの発生について」において評価されている。
以下に当該評価条件及び評価結果を抜粋し記載する。
≪抜粋≫
3.5.2 可燃性ガスの発生
3.5.2.1 原

因本事故の原因は，「3.2.1.1

原因」に記載されたものと同様である。

3.5.2.2 事故防止対策及び事故拡大防止対策
本事故の事故防止対策及び事故拡大防止対策は，「3.2.1.2 事故防止対策及び事故拡大防止対策」
NT2 補① 補足-270-5 R1に記載されたものと同様である。
3.5.2.3 事故経過の解析
原子炉冷却材喪失時の格納容器の健全性を確認するため，格納容器内の可燃性ガス濃度変化の解析を行う。
（1） 解析条件
解析は次のような仮定を用いて行う（２４）（２５）（２６）（３４）。
a.

原子炉は事故発生直前まで定格出力の約105％（熱出力3,440MW）で運転していたものとする。

b.

事故発生と同時に外部電源が喪失するものとする。

c.

ジルコニウム－水反応による水素の発生量は，原子炉冷却材喪失解析による発生量の5倍，又は燃料被覆管の表面から5.8μmの厚さが反応した場合に相当する量のいずれか大きいほうとし，解析では燃料被覆管の表面から5.8μmの厚さが反応した場合に相当する量とする。
なお，これは９×９燃料（Ａ型）では燃料被覆管全量の0.88％，９×９燃料（Ｂ型）では燃料被覆管全量の0.89％に相当する量である。

d.

不活性ガス系により事故前の格納容器内の酸素濃度は4.0vol％以下としているが，解析では4.0vol％とする。

e.

事故前に冷却材中に溶存している水素，酸素の寄与は非常に少ないので，事故後の格納容器内の水素酸素濃度の評価では無視する。

f.

原子炉冷却材喪失解析結果から事故時に燃料棒の破裂が生じないので，核分裂生成物はすべて燃料棒中にとどまるが，解析ではハロゲンの50％及び固形分の1％が格納容器内の水の液相中に存在するものとする。さらに，他の核分裂生成物は，希ガスを除き，すべて
燃料棒中に存在するものとする。
補足 7-1g.

放射線分解により発生する水素ガス及び酸素ガスの発生割合（Ｇ値）は，それぞれ沸騰
状態では0.4分子／100eV，0.2分子／100eV，非沸騰状態では0.25分子／100eV，0.125分子／100eVとする。

h.

ドライウェルから可燃性ガス濃度制御系への吸込み流量は255m３／h［normal］とし，再循環流量85m３／h［normal］と合せ，合計340m３／h［normal］（1系統当たり）のガスが可
燃性ガス濃度制御系で処理されるものとする。
可燃性ガス濃度制御系で処理されたガスは，再循環するものを除き，すべてサプレッション・チェンバに戻るものとする。
i.

可燃性ガス濃度制御系は，事故後3.5時間で作動し，同時に系統機能を発揮するものとする。

j.

可燃性ガス濃度制御系の水素ガス及び酸素ガスの再結合効率を95％とする。

k.

放射能閉じ込め機能の観点から可燃性ガス濃度制御系に単一故障を仮定する。

（2） 解析方法
a.

ドライウェル，サプレッション・チェンバ間でのガスの移動は，圧力バランスの式により求める。

NT2 補① 補足-270-5 R1b.

水素及び酸素濃度の時間変化は質量バランスの式により求める。

（3） 解析結果
事故発生後，最初にジルコニウム－水反応によりドライウェル内の水素濃度が上昇する。
一方，燃料棒中の核分裂生成物により冷却材の一部が放射線分解し，また燃料棒から放出されサプレッション・チェンバ内のプール水中に保持された核分裂生成物により，サプ
レッション・チェンバ内のプール水の一部が放射線分解し，格納容器内の水素及び酸素濃度が徐々に上昇する。
事故後3.5時間で可燃性ガス濃度制御系が作動し，系統機能を発揮すると，ドライウェル
から可燃性ガス濃度制御系へ流入したガス中の水素と酸素が再結合され，処理されたガスは再循環するものを除きすべてサプレッション・チェンバに戻される。サプレッション・チ
ェンバ内の気体は，圧力が上昇すると真空破壊装置を通してドライウェルへ流入する。
ドライウェル内の水素及び酸素濃度は，ドライウェル内での発生量とサプレッション・
チェンバからの戻り量との合計が可燃性ガス濃度制御系への流出量を下回った時点から低下し始める。同様に，サプレッション・チェンバ内の水素及び酸素濃度は，サプレッショ
ン・チェンバ内での発生量と可燃性ガス濃度制御系からの流入量との合計がドライウェル
への流出量を下回った時点から低下し始める。
事故後の水素及び酸素濃度の時間変化を第3.5.2-1図に示す。この図から分かるとおり，
格納容器内の可燃性ガス濃度は，最大でも，事故後約3.5時間でドライウェルの水素濃度が約3.3vol％，約18時間でドライウェルの酸素濃度が約4.4vol％に達するが，可燃限界である水素4vol％及び酸素5vol％より低い。
なお，格納容器内の可燃性ガス濃度は，格納容器内に存在する種々の駆動力により，十分混合されるため局所的に高い濃度となることはない。

補足 7-2

3.5.2.4 判断基準への適合性の検討
本事故に対する判断基準は，事象発生後少なくとも30日間は，格納容器内雰囲気中の酸素又は水素の濃度のいずれかが，それぞれ5vol％又は4vol％以下であることである。
「3.5.2.3（3） 解析結果」で示したように，格納容器内の雰囲気は可燃限界未満に制御される。

NT2 補① 補足-270-5 R1

したがって，判断基準は満足される。

補足 7-3