本資料のうち，枠囲みの内容は，

東海第二発電所 工事計画審査資料
資料番号補足-270-5 改 0

提出年月日

平成 30 年 3 月 22 日

商業機密あるい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について】

平成 30 年 3 月
日本原子力発電株式会社

静的触媒式水素再結合器について

NT2 補① 補足-270-5 R0（補足説明）

目

次
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

NT2 補① 補足-270-5 R0

補足1 局所エリアの漏えいガスの滞留

目次

補足1
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。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

階数

ＣＲＤ搬出ハッチNT2 補① 補足-270-5 R02階

地下 1 階2.

解析条件(1) 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，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 2 図～第 7 図に示す。

補足 1-1

NT2 補① 補足-270-5 R0

第 1 図 2 ノードモデル

補足 1-2

NT2 補① 補足-270-5 R0

第 2 図 隣接エリア 原子炉建屋原子炉棟地下 1 階

第 3 図 隣接エリア 原子炉建屋原子炉棟 1 階

補足 1-3

NT2 補① 補足-270-5 R0

第 4 図 隣接エリア 原子炉建屋原子炉棟 2 階

第 5 図 隣接エリア 原子炉建屋原子炉棟 3 階
補足 1-4

NT2 補① 補足-270-5 R0

第 6 図 隣接エリア 原子炉建屋原子炉棟 4 階

第 7 図 隣接エリア 原子炉建屋原子炉棟 5 階

補足 1-5

(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

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 ％

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 R0

3

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

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における漏えい条件を第 3 表に示す。

補足 1-6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

186341

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

100100

漏えい時※１）
水素濃度［％］ ※１
水蒸気濃度［％］ ※１

100

10000

原子炉格納容器
0.615

漏えい率

NT2 補① 補足-270-5 R0［％/day］
備考

0.420.34

0.29

0.450.11※２2 階の漏えい条件

地下 1 階の漏えい条件

補足 1-7

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 4 表に示す。また，水素濃度の時間変化を第 8 図から第 10 図に示す。
第 4 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

12

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 R0

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 1-8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 R0

漏えい条件の変更点による水素濃度の変動

第 8 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）

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

漏えい条件の変更点による水素濃度の変動

第 9 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）

補足 1-9NT2 補① 補足-270-5 R0

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 10 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）
解析の結果から，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，局所エリア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 に示したケース 1 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，局所エリア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。

補足 1-10

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 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

NT2 補① 補足-270-5 R0(1) 原子炉建屋水素濃度（原子炉建屋原子炉棟 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 R0

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

ＢＡ

ガス

指示
固定素子

NT2 補① 補足-270-5 R0E

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
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80 ℃
100 ％RH
1.5 kGy（7 日間）

原子炉建屋原子炉棟
2 階及び地下 1 階水素濃度

温度
湿度
積算放射線量65.6 ℃
100 ％RH
1.5 kGy（7 日間）※想定環境は，詳細評価により今後見直す可能性がある。

補足 2-3

検出器の耐環境仕様