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営業秘密あるいは防護上の観点

資料番号

TK-1-271 改 3から公開できません
平成 30 年 5 月 11 日
日本原子力発電株式会社
原子炉格納施設の設計条件に関する説明書のうち
設計基準事故時及び重大事故等時の動荷重について
1. 概要
東海第二発電所において，設計基準事故時及び重大事故等時の原子炉格納容器に生じる
動荷重について整理するとともに，その影響について以下にまとめる。
2. 設計基準事故時に想定される動荷重について
原子炉冷却材喪失時に原子炉格納容器に生じる各荷重に対する現象を第 2-1 表に，現象の流れを第 2-1 図に示す。また，逃がし安全弁作動時に原子炉格納容器に生じる各荷重に対する現象を第 2-2 表に，現象の流れを第 2-2 図に示す。
東海第二発電所では，「BWR. MARK Ⅱ型格納容器圧力抑制系に加わる動荷重の評価指針」に基づき，原子炉冷却材喪失時及び逃がし安全弁作動時の動荷重を考慮し，格納容器の健全性が確保されることを確認している。

1

2

構造物及び原子炉格納容器底部鉄筋コンクリートマットに作用する。

るため水ジェット流が形成され，ジェットによる衝撃力及びドラッグ力がベント管の下部にある内部

ドライウェル圧力の急激な上昇によりベント管内のサプレッション・プール水がプール内に放出され現象

i.ベント管に加わる水平荷重

h.チャギング荷重

g.蒸気凝縮振動荷重

f.フォールバック荷重

圧力荷重

e.サプレッション・チェンバ空間部

d.上昇水流による荷重

c.水面上昇による衝撃力

プール水中の圧力上昇

低流量蒸気が凝縮する際，ベント管出口での不均一な凝縮によりベント管に水平力が作用する。

また，この現象により，真空破壊弁が反復動作することが考えられる。

低流量蒸気が凝縮する際，ベント管出口での不均一な凝縮によりプールバウンダリに荷重が加わる。

ール側壁，原子炉格納容器底部鉄筋コンクリートマット，原子炉本体基礎及び内部構造物に作用する。

中高流量蒸気が凝縮する際，サプレッション・プール水に凝縮振動波が伝播し，サプレッション・プ

力が作用する。

上昇した水面の上昇が停止し，水が落下するとき落下水により，機器，配管，内部構造物にドラッグ

また，この現象により真空破壊弁が反復動作することが考えられる。

より，サプレッション・チェンバ空間部圧縮荷重が作用する。

サプレッション・プール水面の上昇によりサプレッション・プール上部の空間部が圧縮されることにに作用する。

サプレッション・プール水が上昇する際，上昇水流によりドラッグ力が，機器，配管及び内部構造物

衝突しそれらに衝撃力が作用する。

スラグ流が上昇する際，水面より上方にある機器，配管，内部構造物にサプレッション・プール水が及び原子炉格納容器底部鉄筋コンクリートマットに圧力波として作用する。

b.気泡形成によるサプレッション・ ドライウェルの空気がベント管から放出される際，気泡がサプレッション・プール側壁，内部構造物

よる荷重

a.ベントクリア時の水ジェットに荷重

第 2-1 表 原子炉冷却材喪失時の各荷重の現象

3

第 1 表 f.
第 1 表 g.

第 1 表 a.

第 1 表 i.

第 1 表 c.d.

第 2-1 図 原子炉冷却材喪失時の現象の流れ

第 1 表 h.

第 1 表 b.

－

第 1 表 e.

－

無視できる

4

b.空気泡圧力の振動による荷重

a.水ジェットによる荷重

荷重

レッション・プール側壁，原子炉格納容器底部鉄筋コンクリートマットに作用する。

際，気泡を形成し，この気泡が過膨張，収縮を繰返し，圧力振動が，機器，配管，内部構造物，サプ

逃がし安全弁作動時，排気管内の空気が圧縮され，これがサプレッション・プール水中に放出されるが作用する。

れる際，ジェット流が形成され，サプレッション・プール水中の内部構造物に衝撃力及びドラッグ力

逃がし安全弁作動時，排気管内の水がクエンチャノズルによりサプレッション・プール水中に放出さ現象

第 2-2 表 逃がし安全弁作動時の各荷重の現象

5

第 2-2 表 b.

第 2-2 表 a.

第 2-2 図 逃がし安全弁作動時の現象の流れ

3. 重大事故等時に想定される動荷重について
3.1 動荷重の整理「2. 設計基準事故時に想定される動荷重について」に記載のとおり，動荷重は原子炉冷却材喪失時及び逃がし安全弁作動時の発生を想定している。これは，原子炉冷却材喪失時には，原子炉冷却材圧力バウンダリ内から多量の原子炉冷却材が流出するに伴い，ドライ
ウェルから非凝縮性ガスがサプレッション・チェンバへ移動し，更に流出した蒸気がサプ
レッション・プール水によって凝縮され，この過程でサプレッション・プール水が運動し，種々の動荷重が生じるためである。また，逃がし安全弁の作動時にも排気管内非凝縮性ガス及び原子炉冷却材圧力バウンダリ内の原子炉冷却材がサプレッション・チェンバに流れ込むことによって，動荷重を生じるためである。
このように，動的な荷重は，多量の非凝縮性ガスや蒸気等がサプレッション・チェンバに移動する際に発生することから，重大事故等時の動荷重については，多量の非凝縮性ガスや蒸気等がサプレッション・チェンバに移動する場合を対象に，検討することとする。
具体的には，炉心損傷防止対策の有効性評価における重要事故シーケンス及び格納容器破損防止対策の有効性評価における評価事故シーケンスにおいて，多量の非凝縮性ガスや蒸気等がサプレッション・チェンバに移動するシーケンスを第 3-1 表及び第 3-2 表で整理し，これらのシーケンスを対象に動荷重について検討することとする。

6

第 3-1 表 重大事故等時に想定される動荷重
重要事故

事象の概要及び考察

シーケンス等

給水喪失及び水位低による再循環系ポンプトリッ
プにより，原子炉水位は徐々に低下して炉心が露出す
高圧・低圧注水機能喪失
１（給水喪失）る。その後，逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個を手動開放させ，低圧代替注水系（常設）により注水する。
本事象は，逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個の手
動開放に伴うサプレッション・チェンバへの多量の蒸[TQUV]

気放出を想定している。また，格納容器ベント時のドライウェルからサプレッション・チェンバへの多量の蒸気放出及びサプレッション・プール水の減圧沸騰を想定している。

給水喪失及び外部電源喪失による再循環系ポンプ

２

高圧注水・減圧

トリップにより，原子炉水位は徐々に低下して炉心が機能喪失露出する。その後，過渡時自動減圧系による自動減圧（給水喪失）

が行われ，低圧炉心スプレイ等により注水される。
本挙動は，自動減圧時の主蒸気安全弁の作動に伴う[TQUX]

サプレッション・チェンバへの多量の蒸気放出を想定している。

外部電源喪失で水位低下し L2 で主蒸気隔離弁閉となり，その後原子炉隔離時冷却系が運転開始して原子炉水位が維持される。8 時間後に可搬型代替注水大型

３全交流ポンプを用いた低圧代替注水系（可搬型）の準備が完

動力電源喪失了した時点で，逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個を手動開放させ，低圧代替注水系（可搬型）により注水

[TB]

する。
本挙動は，逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個の手
動開放に伴うサプレッション・チェンバへの多量の蒸気放出を想定している。

7

重要事故

事象の概要及び考察

シーケンス等

給水喪失による水位低下により，L2 で主蒸気隔離弁
崩壊熱除去
機能喪失
４

（取水機能喪失）

閉となり，その後原子炉隔離時冷却系が運転開始して原子炉水位が維持される。その後，逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個を手動開放させ，低圧代替注水系（常設）により注水する。

[TW]

本挙動は，逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個の手
動開放に伴うサプレッション・チェンバへの多量の蒸気放出を想定している。

給水喪失による水位低下により，L2 で主蒸気隔離弁閉となり，その後原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心ス
プレイ系が運転開始して原子炉水位が維持される。そ

５

崩壊熱除去

の後，逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個を手動開放

機能喪失

させ，低圧代替注水系（常設）により注水する。

（残留熱除去系機能喪失）

本事象は，逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個の手
動開放に伴うサプレッション・チェンバへの多量の蒸[TW]気放出を想定している。また，格納容器ベント時のドライウェルからサプレッション・チェンバへの多量の蒸気放出及びサプレッション・プール水の減圧沸騰を想定している。

主蒸気隔離弁誤閉止の発生後，原子炉スクラムに失敗する。主蒸気隔離弁が閉止されると原子炉圧力が上

６

原子炉停止

昇し，原子炉圧力高信号で再循環系がトリップする。

機能喪失

主蒸気隔離弁の閉止により，タービン駆動給水ポンプ
はトリップするが，電動駆動給水ポンプが自動起動し[ATWS]て給水が継続される。
本事象は，主蒸気安全弁の作動に伴うサプレッショ
ン・チェンバへの蒸気放出を想定している。

8

重要事故

事象の概要及び考察

シーケンス等

LOCA 発生により原子炉水位は徐々に低下して炉心が露出する。その後，逃がし安全弁（自動減圧機能）
7 個を手動開放させ，低圧代替注水系（常設）によるLOCA 時注水機能喪失
７（中小破断）[SE]

注水を開始する。
本事象は，原子炉冷却材喪失時のブローダウン過程
における高温水・蒸気の放出を想定している。また，逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個の手動開放に伴うサプレッション・チェンバへの多量の蒸気放出を想定している。また，格納容器ベント時のドライウェルからサプレッション・チェンバへの多量の蒸気放出及びサプレッション・プール水の減圧沸騰を想定している。
ISLOCA 時は，残留熱除去系配管の破断を想定し，破断口からの冷却材流出による水位低下により，L2 で原

８

格納容器バイパス

子炉隔離時冷却系起動となる。その後，逃がし安全弁（残留熱除去系配管破断）（自動減圧機能）7 個を手動開放させ，低圧炉心スプ
レイ系による注水を開始する。

[ISLOCA]

本事象は，逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個の手
動開放に伴うサプレッション・チェンバへの多量の蒸気放出を想定している。

大破断 LOCA により原子炉水位は低下し，炉心が損
９

雰囲気圧力・温度

傷・溶融する。その後，低圧代替注水系（常設）によによる静的負荷り，スプレイを開始し，原子炉格納容器を冷却・減圧(格納容器過圧・過温破損)

する，又は，冷却・減圧ができなかった場合，格納容器ベントによって，原子炉格納容器を減圧する。
本事象は，原子炉冷却材喪失時のブローダウン過程
における高温水・蒸気の放出を想定している。また，

１０

格納容器ベント時のドライウェルからサプレッショ
水素燃焼

ン・チェンバへの多量の蒸気放出及びサプレッション・プール水の減圧沸騰を想定している。

9

重要事故

事象の概要及び考察

シーケンス等

給水喪失により原子炉水位は低下し，炉心が損傷・溶融する。その後，逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個
高圧溶融物放出／格納容器
雰囲気直接加熱，
１１

原子炉圧力容器外の溶融
燃料－冷却材相互作用，
溶融炉心・コンクリート
相互作用を手動開放させ，原子炉圧力容器の圧力を低下することで，高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱の発生を防止する。
本事象は，逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個の手
動開放に伴うサプレッション・チェンバへの多量の蒸気放出を想定している。また，高温の溶融炉心と水との接触に伴う蒸気等のペデスタル（ドライウェル部）
からドライウェルを介したサプレッション・チェンバへの多量の蒸気放出を想定している。

10

第 3-2 表 重大事故等時に想定される動荷重のまとめ表
重要事故
シーケンス等

動荷重
逃がし
安全弁

ＬＯＣＡ

ＦＣＩ

ベント

高圧・低圧注水機能喪失
１（給水喪失）○○[TQUV]
高圧注水・減圧機能喪失
２（給水喪失）○[TQUX]
３

全交流動力電源喪失[TB]○

崩壊熱除去機能喪失
４（取水機能喪失）○[TW]
崩壊熱除去機能喪失
５（残留熱除去系機能喪失）

○

○

[TW]
６

原子炉停止機能喪失[ATWS]○

LOCA 時注水機能喪失
７（中小破断）

○

○

○

○

○

[SE]
格納容器バイパス８（残留熱除去系配管破断）○[ISLOCA]
雰囲気圧力・温度９による静的負荷(格納容器過圧・過温破損)

１０

水素燃焼
高圧溶融物放出／格納容器
雰囲気直接加熱，原子炉圧

１１ 力容器外の溶融燃料－冷却○○材相互作用，溶融炉心・コンクリート相互作用113.2 動荷重の影響について
3.2.1 逃がし安全弁作動時の動荷重について
重大事故等時のうち，高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱において，原子炉圧
力容器内で発生する蒸気が，露出した燃料からの放熱により，過熱状態となり，設計基
準事故時に想定される蒸気と異なった性状となることが考えられる。このため，設計基
準事故時に考慮している動荷重に対して，影響を及ぼす可能性があることから，3.2.2
にて検討する。
なお，第 3-2 表に示す逃がし安全弁作動時のうち，その他の事故シーケンス等は，設計基準事故時で想定されると動荷重が同等であり，原子炉格納容器の健全性は確保される。
3.2.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱時の動荷重について「BWR. MARK Ⅱ型格納容器圧力抑制系に加わる動荷重の評価指針」より，逃がし弁作
動時に圧力抑制系のバウンダリに加わる荷重として，以下を考慮することが求められている。
①クリアリングに引き続き，排気管内にたまっていた非凝縮性ガスがプール内にふき出して膨張・収縮することによりプール底面，壁面に加わる圧力荷重（第 22 図④）。
②排気管からプールへ流入する蒸気の凝縮が不安定となる場合に生ずるプール底
面，壁面へ加わる圧力荷重（第 2-2 図⑥）。
上記荷重のうち，①については，東海第二発電所で行った実機試験の結果[1]に基づき，設計荷重が設定されている。また，②については，逃がし安全弁クエンチャ開発時の試験結果や東海第二発電所での実機試験の結果[1]から蒸気凝縮は安定的に行われ，圧力振動は①の荷重に比べて小さいことが確認されている。ここで得られているパラメータと重大事故等時に安全解析を実施したパラメータを比較し，過熱蒸気の影響について検討した。なお，逃がし安全弁作動時の動荷重の継続時間における影響は，逃がし安全弁排気管内に蓄積された非凝縮性ガスが放出される際に生じる荷重であることから，
サプレッション・プール水温等が設計基準事故時の範囲を逸脱することはなく，重大事
故等時に作用する逃がし安全弁荷重は設計基準事故時と同等である。
①に示す荷重は，逃がし安全弁作動時に排気管に蓄積していた非凝縮性ガスが押し出される際に生じる荷重である。非凝縮性ガスが押し出されて生じる荷重の大きさは，原子炉圧力容器の圧力に依存するため，安全弁の作動圧力（

MPa）以下であることから，設計基準事故時と同等以下である。
一方，②に示す荷重は，流入する蒸気が過熱蒸気であるため，同等の試験が実施されておらず，知見がないことから，逃がし安全弁クエンチャの凝縮性能について，以下の12

パラメータを基づき，検討した。
・サプレッション・チェンバに流入する蒸気流量・単位時間あたりに蒸気の流入によってサプレッション・チェンバに移行するエネル
ギ量
なお，サプレッション・チェンバに流入する蒸気流量は，逃がし安全弁の作動圧力に比例することから，燃料が露出し，蒸気が過熱状態となる高圧溶融物放出／格納容器雰
囲気直接加熱時の圧力がMPa 以下で保たれることを考慮し，保守的にの逃がし安全弁の作動圧力に対する蒸気流量を算出した約MPa 時

t/h とする。

逃がし安全弁作動時のパラメータの比較を第 3-3 表に示す。
第 3-3 表 逃がし安全弁作動時のパラメータ比較
パラメータ

高圧溶融物放出／格納

安全弁機能最高圧作動

容器雰囲気直接加熱

時

原子炉圧力容器圧力[MPa]
蒸気温度[℃]
蒸気の比エンタルピ[kJ/kg]
蒸気流量[t/h]
サプレッション・チェンバへの流入エネルギ[kJ/s]

第 3-3 表で示すように蒸気の温度及び比エンタルピは，露出した燃料からの放熱により過熱蒸気となるため，設計基準事故時と比較し，大きくなるが，原子炉圧力容器の圧力が低いことにより，サプレッション・チェンバへ流入する蒸気流量及びエネルギは，小さい結果となった。なお，過去の試験においては，第 3-3 表で示す蒸気流量及びサプ
レッション・チェンバへの流入エネルギを包絡する条件（蒸気流量：約
レッション・チェンバへの流入エネルギ：約kJ/s（圧力：約t/h，サプMPa））で実施されている。
また，高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱時において，逃がし安全弁作動時に過熱蒸気が流入する際のサプレッション・プール水の水温は，約℃である。安全弁

作動時においてサプレッション・プールがサブクール状態であること,及び,過去の試験において，サブクール度が飽和温度まで上昇しても，第 3-1 図で示すように不安定凝縮が発生しないことを確認しているため，サプレッション・プール水温の観点で蒸気凝縮性能上問題となることはない。

13

第 3-1 図 蒸気凝縮時の圧力変動と水温の関係
これらのことに加え，東海第二発電所での実機試験において，逃がし安全弁クエンチ
ャ周りで著しい温度上昇は確認されておらず，蒸気凝縮は安定的に行われていることから，高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱時の過熱蒸気が逃がし安全弁からサプレッション・チェンバへ移行しても，安定的に凝縮され，動荷重に対する影響はない。
3.2.3 その他の事象時の動荷重について
第 3-2 表で示す，下記の 3 事象について動荷重の影響を検討する。
・原子炉圧力容器破損に伴うＦＣＩ発生時の蒸気発生
・ＬＯＣＡブローダウン時の高温水・蒸気の放出
・格納容器ベント時
格納容器破損防止対策の有効性評価の解析の結果，それぞれの事象におけるベント管
内の水のサプレッション・プールへの移行及びドライウェルからサプレッション・プール
への非凝縮性ガス及び蒸気を含む気体の移行量の最大値は第 3-4 表のとおりであり，Ｌ
ＯＣＡブローダウン時の高温水・蒸気の放出時の移行量が最大となっており，動荷重としてはＬＯＣＡブローダウン時の高温水・蒸気の放出時が最も厳しくなる。また，設計基準
事故「原子炉冷却材喪失」及び「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温
破損）」の起因事象である大破断ＬＯＣＡともに，破断想定としては原子炉水位の低下が最も早くなる再循環系配管（出口ノズル）の両端破断としていること，2.のとおり設計基
準事故「原子炉冷却材喪失」時に原子炉格納容器の健全性が確保されることを確認していることから，その他の事象時には原子炉格納容器の健全性は確保される。
なお，格納容器ベント時には，ベント管内の水のサプレッション・プールへの移行及び14

ドライウェルからサプレッション・プール水への非凝縮性ガス及び蒸気を含む気体の移
行だけでなく，サプレッション・チェンバ圧力の低下によりサプレッション・プール水が減圧沸騰することとなるが，以下のことから，格納容器ベント時の原子炉格納容器への動荷重として小さく，健全性への影響はないと考えられる。
・減圧沸騰は，サプレッション・プール水の飽和温度に対する圧力以下のときに生じるが，第 3-2 図に示すように，原子炉格納容器の圧力が低下した後に減圧沸騰するため，減圧勾配が緩やかになっており，減圧沸騰による気泡は，サプレッション・プー
ル水の浅い部分で生じると考えられ，プール水面の揺動は小さいと考えられる。
・格納容器ベント開始直後はサプレッション・チェンバの圧力低下率が最も大きく，ベント管内の水のサプレッション・プールへの移行及びドライウェルからサプレッション・プールへの非凝縮性ガス及び蒸気を含む気体の移行量が多くなる。一方で，サプレッション・プール水の減圧沸騰は，サプレッション・チェンバ圧力が低下し飽和温度が低下することで生じるため，格納容器ベント開始後一定時間経過後となり，この時点でのサプレッション・プールへの非凝縮性ガス及び蒸気を含む気体の移行量は少ない＊。このことから，ベント管内の水のサプレッション・プール水への移行及びドライウェルからサプレッション・プールへの非凝縮性ガス及び蒸気を含む気体の移行が最大のときと減圧沸騰が生じるタイミングは，同時でないため，荷重の組合せを考慮する必要はない。また，動荷重は，ＬＯＣＡブローダウン時の高温水・蒸気の放出に比べ，小さいと考える。
＊「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できない
場合）」では，事故発生約 19 時間後に格納容器ベントを実施しているが，第 3-1 図で示すように，
サプレッション・プール水が飽和温度に達するのは格納容器ベントを開始して約 1 時間後であり，その後減圧沸騰が生じると考えられる。また，格納容器ベント開始前後での格納容器圧力挙動は第 3-3 図のとおりであり，サプレッション・プール水が飽和温度に到達する時点で格納容器圧力は低下しているため，サプレッション・プールへの非凝縮性ガス及び蒸気を含む気体移行量は少ないと考えられる。

また，格納容器ベント時において，ベント管内の水がサプレッション・プールへの移行するため，サプレッション・プール水の水位上昇が生じるが，第 3-4 表に示すように，Ｌ
ＯＣＡブローダウン時の高温水・蒸気の放出と比較し，水の流量は小さいため，緩やかな上昇となる。このため，動荷重として，ＬＯＣＡブローダウン時の高温水・蒸気の放出に包絡される。
以上より，減圧沸騰による影響が小さいこと，並びに，ベント管内の水のサプレッション・プール水への移行及びサプレッション・プールへの非凝縮性ガス及び蒸気を含む気体の移行量が多くなるタイミングと減圧沸騰のタイミングは異なるため，格納容器ベント

15

時に動荷重が発生し得るのはサプレッション・プールへの移行時のみである。
第 3-4 表 ドライウェルからサプレッション・プールへの移行量の比較
事象

水移行量の
最大値
［kg／s］

ガス移行量の最大値［kg／s］

蒸気移行量の最大値［kg／s］

原子炉圧力容器破損に伴うＦＣ
Ｉ発生時の蒸気発生
ＬＯＣＡブローダウン時の高温
水・蒸気の放出（「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」の起因事象である大破断ＬＯＣ
Ａを対象）
格納容器ベント（「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できな
い場合）」の格納容器ベント時を
対象）

16

100

80

格納容器ベント開始
60

ル
度

40

ー

サ
ブ
ク

サブクール度 0(℃)到達⇒サプレッション・プール水が飽和温度に到達(℃)
20

0

約 1 時間

減圧沸騰

-20
16

17

18

19

20

21

22

23

24

事故後の時間(h)第 3-2 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）（代替循環冷却系を使用できない場合）のサプレッション・プールのサブクール度の推移

0.8
ドライウェルサプレッション・チェンバ
0.6
格
納
容
器
圧
力

格納容器ベント開始

0.4(MPa[gage])

サプレッション・プール水が飽和温度に到達する時点で格納容器圧力は低下
0.2

0.0
16

17

18

19

20

21

22

23

24

事故後の時間(hr)

第 3-3 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）（代替循環冷却系を使用できない場合）の原子炉格納容器圧力の推移

17次に，原子炉冷却材喪失事故事象における継続時間による影響について，検討する。
原子炉冷却材喪失事故時に加わる荷重のうち，第 2-1 表で示す a.から g.までの現象における荷重に関しては配管破断発生後，原子炉圧力容器からのブローダウンが終了するまでの比較的短期間に生じる荷重であるため，発生する荷重の強さ及び荷重発生時の原子炉格納容器内圧力・温度条件は設計基準事故と同等となる。
一方で，第 2-1 表で示す h.及び i.については，原子炉圧力容器からのブローダウン収束後も比較的長期にわたって継続する荷重であるため，重大事故等時の原子炉格納容器
内圧力・温度条件との組み合わせを考慮する必要がある。具体的には，原子炉格納容器内での循環冷却が達成され，ドライウェルとサプレッション・チェンバの差圧が解消されるまでは，崩壊熱によって発生した蒸気がサプレッション・プールへと移行し続けることにより，チャギングが発生すると考えられることから，h.及び i.の荷重は循環冷却達成までの期間において発生し続けることを考慮する。ここで，旧原研で実施された Mark-II 型
格納容器の圧力抑制系の実証試験では，荷重 h.及び i.については，サプレッション・プ
ール水の水温が低く，さらにベント管内の蒸気流束が比較的大きい領域で振幅の大きな荷重が発生することが確認されている[2]。原子炉冷却材喪失事故発生後長期においては，
サプレッション・プール水温は上昇し，破断口からの蒸気放出量が低下することで，ベント管を通過する蒸気流束も小さくなる。したがって，重大事故等時に発生する荷重については設計基準事故時に想定している荷重を上回ることはない｡したがって，重大事故等時に加わる荷重の大きさについては，設計基準事故時と同等のものを用いる。
上記を踏まえた重大事故等時に考慮する荷重の時刻歴を第 3-4 図に示す。
第 3-4 図は，原子炉冷却材喪失事故を起因とした事象における荷重の時刻歴を示したものであるが，以下の理由により，原子炉冷却材喪失事故を伴わない事象における荷重の時刻歴は第 34 図の時刻歴に包絡されると考えられる。
a. 原子炉冷却材喪失事故を起因としない事象においては，原子炉圧力容器破損時に原子炉圧力容器内のガスがドライウェルへと放出されると考えられるが，原子炉圧力容器破損時点では，すでに原子炉圧力容器内は減圧されており，原子炉冷却材喪失事故時に想定されるような急激なガス放出とならない。
b. 高温の溶融燃料がペデスタル内に落下した際には，溶融燃料と水の相互作用（ＦＣＩ）によって急激な蒸気発生が生じると考えられるが，当該事象において，サプレッション・プールに流入する非凝縮性ガス，蒸気の流量は原子炉冷却材喪失事故時に比べて非常に小さく，原子炉冷却材喪失事故発生直後に想定される荷重（第 2-1
表における a.から g.までの荷重）は，荷重自体が発生しない，又は，発生したとしても影響は小さく無視できる。
c. 原子炉格納容器ベント実施時においても一時的にドライウェルからサプレッション・プールに流入するガスの流量が増加すると考えられるが，この時のガス移行量18

も第 3-4 表で示すように原子炉冷却材喪失事故時に比べて非常に小さく，b.同様に影響は無視できる。

19

20

る構造物

スウェル領域にあェンバ水中および

サプレッション・チ

ロア

ダイヤフラムフ

原子炉冷却材喪失事故時の荷重

ベント系

サプレッション・チェンバ

ドライウェル

原子炉冷却材喪失時の現象

1.0

b,c,d

e

f
g

10

h,i

i

103
事故後の時間 （s）

102

排気 蒸気ブローダウン

104

105

第 3-4 図 重大事故等時荷重の時間履歴（原子炉冷却材喪失事故起因）

0.1a

ベント管排水

圧力及び温度上昇

圧力及び温度上昇

i.

h.

g.

f.

サプレッション・チェンバe.

重ベント管に加わる水平荷

チャギング荷重

蒸気凝縮振動荷重

フォールバック荷重

空間部圧縮荷重

上昇水流による荷重

水面上昇による衝撃力

昇ョンプール水中の圧力上気泡形成によるサプレシ

ットによる荷重

ベントクリア時の水ジェ

d.

c.

b.

a.

循環冷却達成4. まとめ
設計基準事故時及び重大事故等時の原子炉格納容器に生じる動荷重について整理した。
重大事故等時の動荷重は設計基準事故時の動荷重に包絡されることを確認することにより，重大事故等時の動荷重を想定した場合の原子炉格納容器の健全性を確認した。
5. 参考文献[1] 塚田浩司，山口宏克，森田照道；沸騰水型軽水炉主蒸気逃し安全弁作動時の圧力抑制室
内の動荷重の測定，火力原子力発電，1979 年 8 月[2] 久木田 他,“蒸気凝縮振動およびチャギングによる圧力抑制プール内動荷重の統計的評価,2; 格納容器圧力抑制系信頼性実証試験データ評価レポート,3”,JAERI-M 83-186,
1983 年 10 月

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