サンプスクリーン下流側炉内影響
LOCA後の炉心⾧期冷却に係る検討
国内PWRにおける検討状況
関西電力㈱､北海道電力㈱､四国電力㈱､九州電力㈱日本原子力発電㈱、三菱重工業㈱2022年10月11日

目次

1. 背景
2. 全体計画
3. 実現象と評価シナリオへの展開
4. 流動試験（解析の前提・入力の妥当性確認）
5. 熱流動解析
6. 評価に含まれる保守性
7. まとめ

1

2

1. 背景

3

1．背景（1/4） -サンプスクリーン下流側影響の概要事故時の炉心冷却の流れ

一次系配管破断（LOCA）発生

燃料取替用水タンク
蒸気発生器

炉心露出
→ 炉心崩壊熱除

加圧器

一次冷却材
ポンプ
原子炉容器

内部スプレイ
ポンプ

去性能低下

格納容器内の内圧上昇・温度上昇

ECCS設備作動→炉心冷却のためのCVスプレイ作動

冷却材供給

一次系注入のECCS水、CV内スプレイ
水が再循環サンプへ

余熱除去ポンプ

破断口
デブリ
再循環サンプスクリーン

格納容器
再循環サンプサンプスクリーンの例© 2021 MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

配管破断に伴う保温材等がデブリとなって再循環サンプへ
サンプスクリーンでのデブリの捕捉
サンプスクリーンを通過したデブリの炉心への流入【懸案】炉心入口閉塞による炉心冷却水量の不足3

1．背景（2/4） 大LOCA時の被覆管温度＆炉内流速の挙動①ブローダウン期間③全炉心クエンチ②再冠水期間④LOCA後⾧期冷却期間
クエンチ

ブローダウン

炉内流速

再冠水

～数m/s

再循環過程

～数cm/s10mm/s～程度
デブリ閉塞が問題となる過程

再循環開始

4

1．背景（3/4）再循環モード RV内流動 -低温側配管大破断(CLB)の例-

原子炉容器（水平断面図）
高温側配管
低温側
配管

破断口

流出

③

－:低温側配管からダウンカマを回り込み

5■ 流動の特徴: 低温側配管から冷却材を注水
 一部は炉心をﾊﾞｲﾊﾟｽし、破断口（低温側配管）から流出
 残りは炉内の蒸散による水位の低下の補給にあてがわれる■ 炉内の流況: 蒸散による水位低下:～約10mm/s
 炉心入口部の流速:～約10mm/s（蒸散分を補給）
 上記からRV内水位に変化なし

炉心をバイパスして破断口から流出■ 炉心への冷却材供給の駆動力
 ダウンカマと炉心の水頭差が駆動力となる:約20kPa （ ① － ② － ③ ）－ 炉心有効⾧下端より上のダウンカマ水頭（①）－ ボイドを含む炉心有効⾧における水頭（②）－ 炉心発生蒸気によるループ圧損（③:炉心出口からSGを経由し蒸気が破断口から流出）■ クライテリア:デブリによる炉心圧損増加（＠炉心入口流速10mm/s程度） ＜ 約20kPa**高温側配管大破断では許容圧損は約100kPa以上に増加。

1．背景（4/4）再循環モード RV内流動 -高温側配管大破断(HLB)の例- 6■ 流動の特徴: 低温側配管からの注水はすべて炉心を経由してそのまま破断口（高温側配管）から流出（液放出）する。

蒸気発生器
加圧器■ 炉内の流況：低温側配管破断と同じ
 蒸散による水位低下：～約10mm/s
 炉心入口部の流速：～注入流量に対応（30mm/s～程度）
 余剰分は破断口から液放出

一次冷却材
ポンプ

安全注入

安全注入

①

再循環(前半)化学デブリ析出前

再循環(後半)化学デブリ析出後

低温側
配管破断
(CLB)

バッフルバレル流路のみでは炉心水位低下の可能性（炉心入口からの一定量の冷却材補給が必要）

バッフルバレル流路のみで炉心水位維持高温側
水頭差は低温側配管破断よりも大きく、炉心を冠水配管破断させている水位を低下させないための水頭差減少の余 (HLB)
裕（デブリ閉塞上限量の目安）も大きくなる方向。

バッフルバレル流路のみで炉心水位維持

バッフルバレル流路のみで炉心水位維持②
原子炉容器■ 炉内への補給となる駆動力（水頭差）

 炉心有効⾧下端より上のダウンカマ水頭（①）－ボイドを含む炉心有効⾧における水頭（②）

72. 全体計画

2．全体計画（1/3） 先行する米国の状況を踏まえた取り組み

8■ 再循環サンプスクリーンに関する新規制基準対応時に中⾧期的な課題として事業者が取り組むとしていた事項のうち、現在検討中の事項は「サンプスクリーン下流側影響のLOCA後炉心⾧期冷却に関する検討」である。
■ 炉心⾧期冷却のシナリオについては、米国と同様に以下を想定。
 再循環開始直後は非化学デブリのみ、冷却材温度が低下した後に化学デブリが析出し、炉心入口に付着することで圧損が急増するものと仮定。
 炉内への冷却は２段階で考慮。
－ 化学デブリ析出前は炉心入口流路－ 化学デブリ析出後は代替流路（バッフルバレル流路）■ 本検討については、先行する米国の検討状況を踏まえ、上記シナリオによりRV内熱流動解析を実施。炉心入口流路の大半が閉塞（99.5％相当）しても炉心⾧期冷却が可能であることを確認。
■ 解析の入力条件（炉心閉塞状況）に関して、実機を模擬したデブリ投入流水試験による検証を実施し、問題ないことを確認。

2．全体計画（2/3） 評価シナリオと検討の概要

9

再循環開始直後～化学デブリ析出前:
非化学デブリで炉心入口の大半が閉塞するが、必要流量(10㎜/s程度)を確保

化学デブリ析出後:
化学デブリ析出により炉心入口は全面閉塞するが、代替流路（バッフルバレル流路）により必要流量を確保

RV内熱流動解析:炉心入口の大半が閉塞（99.5％相当）しても、炉心冷却が成立することを確認

RV内熱流動解析:炉心入口が全面閉塞しても、炉心冷却が成立することを確認

シナリオが成立する解析の入力条件（炉心閉塞状況）を試験で確認

基礎試験1:下部ノズル流路を部分模擬

基礎試験1:バッフルバレルを部分模擬試験
バッフルバレルを模擬した流動試験

基礎試験2:下部ノズル２体体系
P18参照

基礎試験3:下部ノズル＋下部グリッド
２体体系
P19参照

フルスケール燃料集合体２体体系試験
P21参照

【後半】
バッフル
バレル
流路

P25参照

【前半】
炉心入口
流路

10

2．全体計画（3/3） 全体スケジュール

 化学デブリ析出前、炉心入口から冷却材供給が可能であることを確認するため、燃料集合体
２体を用いた流動試験を実施
 化学デブリ析出後の代替流路の成立性を確認するため、バッフルバレル流路を模擬した流動試
験を実施

2015

解析
炉内熱流動
試験
デブリ投入

2016

2017

2018

2019

2020

2021

2022

最終解析

感度解析

（試験反映）

メーカ自社試験
基礎試験１

試験計画策定（下部ﾉｽﾞﾙ流路孔 部分模擬試験、
下部ﾉｽﾞﾙ間ｷﾞｬｯﾌﾟ 部分模擬試験）

基礎試験２（下部ﾉｽﾞﾙ２体体系試験）
基礎試験３（下部ﾉｽﾞﾙ+下部ｸﾞﾘｯﾄﾞ２体体系試験）（小規模体系試験）

ﾌﾙｽｹｰﾙ集合体試験
基礎試験１（ﾊﾞｯﾌﾙﾊﾞﾚﾙ 部分模擬試験）

基礎試験の拡充
ﾌﾙｽｹｰﾙ集合体試験
ﾊﾞｯﾌﾙﾊﾞﾚﾙ流動試験
結果取り纏め11

３．実現象と評価シナリオへの展開

３．実現象と評価シナリオへの展開

12-再循環時炉内デブリ閉塞に関する現象と冷却性評価での扱い-

国内の炉心冷却性評価シナリオ

炉心圧損

米PWROGの入力踏襲:
化学影響試験に基づき保守的に
析出開始時間を1~2時間後に設定
米国の事例:析出開始時間は、・大多数のﾌﾟﾗﾝﾄで24時間以降
・最小でも6時間程度
・解析入力として1~2時間

解析評価
シナリオへの展開において保守性を考慮

先行米国PWROGでの評価シナリオ
オプション1 :最初から非化学デブリ＋化学デブリ析出仮定
オプション2a:最初は非化学デブリ、水温低下で化学デブリ析出
化学析出開始と同時にステップ状に炉心入口部圧損
を完全（∞）閉塞に設定→代替流路による炉心上部からの給水確保

解析上の圧損変化

・解析上の圧損変化は保守的な設定
・解析入力値の設定又は妥当性として各種試験実施

再循環開始直後にデブリ投入試験に基づき保守的にステップ状の圧損増
加を設定

実際の圧損変化のイメージ

時間

実際の現象
国内での後述の各種試験結果も踏まえた考察

再循環開始直後:
炉心入口部を中心にデブリの付着開始。圧損が漸増していく【デブリベッドの性状】
繊維デブリ＋粒子デブリ(緻密化)© 2021 MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

～1時間:
サンプスクリーンの効果により炉心へバイパスしていく
デブリが激減炉心の圧損増加は飽和傾向

24時間（例外あり）:
炉心注水の一部を
高温配管側へ切替→ 炉心上部からも注水スクリーン効果で
繊維デブリの燃料上部への付着は少量

24時間以降:水温低下に伴い化学影響開始。圧損が漸増していく【デブリベッドの性状】
繊維デブリ＋粒子デブリのうちの繊維デブリの上に溶出物が析出
燃料上部での化学デブリ影響は小さく、安定して炉心上部からの⾧期冷却が継続される
12

13

4. 流動試験（解析の前提・入力の妥当性確認）

144.1 試験条件

15

4.1 試験条件 ー非化学デブリ投入量の設定ー
 国内PWR全プラントにおいて格納容器内で発生する繊維/粒子デブリを考慮（工認記載値を使用）
 サンプスクリーンでのバイパス率を試験で評価すると10~20%であり、バイパス20%で設定した繊維デブリ量が炉内に到達する上限
 試験ではバイパス率30%として投入デブリ量を保守的に設定

バイパス
試験結果

試験条件

ケース3

1.格納容器内発生デブリ量（工認記載値）
2. 実機において炉内に到達するデブリ量（繊維デブリバイパス率:約10～20%）
3.試験での投入したデブリ量（実機より保守的）（繊維デブリバイパス率:30%）

格納容器内デブリ発生量

ケース2

ケース1

〇プロット点 :全１１点（国内PWR全プラント包含の発生デブリ量）
2ループ:泊1/2
3ループ:泊3、美浜3、高浜1/2、高浜3/4、伊方3、川内1/2
4ループ:敦賀2、大飯3、大飯4、玄海3/4
国内全PWRプラントのデブリ炉内到© 2021 MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.
達量を包含する範囲

15164.1 試験条件 ー燃料タイプの選定ー○17×17燃料（17型燃料）を用いた試験結果（デブリによる圧損増加）の適用性

炉内流動解析において、デブリにより炉心入口部（下部ノズル及び下部グリッド）が99.5%閉塞し、かつ閉塞部で圧損を無限大として冷却水が通水しないと仮定した場合でも、炉心入口部で0.5%程度の非閉塞部があれば、炉心はヒートアップ
せず⾧期冷却が可能○冷却流路が確保される箇所（試験結果より）
a. 下部ノズル及びグリッドのコーナー部流路:ﾃﾞﾌﾞﾘは閉塞せず通過
流路面積:17型燃料＜15型燃料＜14型燃料

cb. 隣接下部ノズル間流路:ﾃﾞﾌﾞﾘは閉塞せず通過
流路面積:17型燃料＝15型燃料＜14型燃料
c. 下部ノズル及びグリッド内流路:ﾃﾞﾌﾞﾘは閉塞するが一部通過
流路面積:17型燃料＜15型燃料=14型燃料⇒ 17型燃料が最も流路面積が小さく、デブリ閉塞の観点で保守的
17型燃料においても流路a、bだけで炉心入口部の流路面積の約1.9％（＞0.5％）を確保できる

炉心入口部イメージb〇燃料集合体２体から炉心規模へ展開した場合
a. 下部ノズル及びグリッドのコーナー部流路:
２体→４体の増加で流路面積が増加し、ﾃﾞﾌﾞﾘ閉塞が生じ難くなるaab. 隣接下部ノズル間流路:ﾃﾞﾌﾞﾘは閉塞せず通過
２体から増加させてもﾃﾞﾌﾞﾘが閉塞しない流路面積と割合は不変（下部ノズル部）（グリッド部）c. 下部ノズル及びグリッド内流路:ﾃﾞﾌﾞﾘは捕捉されるが、一部通過
２体→４体→実機規模(4ループでは193体)と体系が大きくなるにつれ、
冷却流路イメージ© 2021 MITSUBISHIHEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.
16
流路断面での非均一効果によりﾃﾞﾌﾞﾘ非閉塞部分の割合増加

174.2 基礎試験（炉心入口部）© 2021 MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

17

18

4.2 基礎試験 ー1/4体系と2体体系の比較ー

 供試体の体系の違いによる影響を検討するため基礎試験を実施
 供試体差圧は 燃料集合体1/4体系（200kPa以上） ＞＞ 燃料集合体2体体系（1kPa）
 燃料集合体1/4体系では1次元の一様な流れにより一様デブリベットを形成、差圧が大幅に増加
 燃料集合体2体体系では下部ノズル間等の3次元の流れによりデブリが通過し、差圧は1kPa以下
下部ノズル

供試体下面(¼体系)

下部ノズル間

図１ 燃料集合体2体
1/4体系
2体体系
図2 燃料集合体1/4体© 2021 MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

18

4.2 基礎試験

19

ー試験条件の感度把握ー

 燃料集合体2体体系により試験条件（温度、流速、粒子デブリ、デブリ径等）に対する感度を検討
 全試験条件で大きな感度はなく、供試体差圧は許容差圧を大きく下回った【結果及び考察】〇流体温度:常温の方が僅かに差圧が大きく、要因として流体の粘性/密度による影響が考えられる〇流速:
流速の増加によりデブリ捕捉が阻害され、流動抵抗が減少したため、流速が増加しても差圧は変化しなかった〇粒子径: 粒子デブリは下部ノズル間のような流路パスを抜けていくことから、粒子径の影響は小さい〇P/F比: 繊維デブリのみ(P/F=0)において差圧が増加。粒子デブリは繊維デブリの捕捉を阻害する効果があると考える〇投入順: 繊維を先行して投入した場合、繊維デブリの捕捉が促進され、差圧が増加

供試体差圧（kPa）

2015許容差圧（約20kPa）
流体温度

流速

粒子径

P/F比

投入順

10
5
0

© 2021 MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

19

20

4.3 燃料集合体2体試験© 2021 MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

20

21

4.3 燃料集合体2体試験 ー試験装置概要ー○目的 実寸大の燃料集合体（17×17 A型ステップ2 Zryｸﾞﾘｯﾄﾞ燃料） 2体使用
 下部ノズル間ギャップ流路やグリッド部の流路がデブリで閉塞されないことを確認

アクリル窓に
より可視化

グリッド

B部

デブリ
投入タンク

燃料集合体

アクリルダクトにより可視化

ポンプ
上部ノズル

ΔP9

最上段
グリッド

最下段
グリッド

B部
下部ノズル

A部
© 2021 MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

A部
ΔP1

流量計

供試体全体図:可視化窓部
21

22

4.3 燃料集合体2体試験 ー試験条件ー

流体条件
デブリ条件

ケース1
（代表プラント条件）

ケース2（繊維先行投入）

ケース3（包絡条件）

温度/圧力

常温/常圧

←

←

炉心流速

10㎜/s※

←

←

デブリ種類

繊維デブリ: 保温材（ロックウール）
粒子デブリ: 塗料（アクリルパウダー）
ケイ酸カルシウム保温材
潜在粒子（珪砂）

繊維デブリ量

約1.6㎏/FA

約2.6㎏/FA

約2.6㎏/FA

粒子デブリ量

約4.9㎏/FA

約6.4㎏/FA

約8.3㎏/FA

平均粒子径

約20μm

約380μm

←

P/F

約3

約2.5

約3

投入方法

P、F同時

F先行

P、F同時

※ 炉心での蒸散量を補う最小流量（炉心流速10mm/s）で試験を実施。基礎試験の結果から流速が遅い方がデブリが捕捉され© 2021 MITSUBISHIHEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.
やすく、安全側の試験条件となる。
22

4.3 燃料集合体2体試験 ー試験結果ー
 燃料集合体の全差圧（ΔP9）はケース3で最大の約4.6kPa
 ケース3の供試体間差圧は許容差圧（約20kPa）を大きく下回った

23

ΔP9

許容差圧（約20kPa）

ケース3試験結果の2倍を解析入力へ反映(入力は圧損係数)

ΔP1

CLB時に炉内に流入するデブリ量がテストセクションを通過する時間© 2021 MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

差圧計測位置
23

24

4.4 バッフルバレル流動試験© 2021 MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

24

4.4 バッフルバレル流動試験 ーケース1:BB流路への通水ー

25 バッフルバレル流路を模擬した供試体に繊維/粒子/化学デブリを投入
 デブリ投入前後でバッフルバレル流路の差圧は同等、机上検討とも概ね一致 フォーマ板流路孔が閉塞していないことを目視で確認【試験条件】〇流路:
バッフルバレル流路のみ〇温度/圧力: 常温/常圧〇投入デブリ: 繊維/粒子デブリ、化学デブリ（実機包絡量）〇流量:
CLB~HLB条件

ΔP

バッフルバレル流路

供試体間差圧（kPa）

HLB条件
CLB条件

フォーマ板流路孔（Φ9㎜）

流量（m3/s）© 2021 MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

25

26

4.4 バッフルバレル流動試験 ーケース2:BB流路+FA流路ー バッフルバレル流路と燃料集合体流路を並行させた供試体に繊維/粒子/化学デブリを投入
 繊維/粒子デブリにより燃料集合体の一部が閉塞し、バッフルバレル流路の流量が増加
 化学デブリを投入しても燃料集合体流路は変化せず（燃料集合体流路の閉塞は限定的）
非化学デブリ投入区間

化学デブリ投入区間

ΔP

バッフルバレル流路

燃料集合体に繊維/粒子デブリが抜ける流路が形成

燃料集合体流路

繊維/粒子デブリによる燃料集合体の差圧増加

燃料集合体流路の流量低下（バッフルバレル流路の流量増加） 化学デブリは捕捉されず、通過し、燃料集合
体流路の差圧は増加しない（燃料集合体流路の流量減少は限定的）© 2021 MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

26

27

5. 熱流動解析

5．熱流動解析 ー解析条件ー28

 使用解析コード• 最適評価コードMCOBRA/RELAP5-GOTHIC 局所的な閉塞の模擬やそのような状況下での炉心および原子炉容器内の熱水力挙動の予測
 炉心内流動の多チャンネルによるモデル化

 対象プラント• 国内4ループ及び3ループPWR

 対象とする事故事象•

低温側配管の両端破断LOCA後の⾧期冷却事象（低温側配管破断 : 被覆管温度評価として保守的となるケース）

 解析条件••主要条件は国内のECCS性能評価に準じて設定
デブリによる炉心入口閉塞は再循環開始と同時に発生、圧損増加を試験結果に基づいて設定

5．熱流動解析 ー試験結果に基づいたデブリによる圧損増加の設定ー
 2体集合体試験結果

29

解析入力条件（試験結果×2倍）

再循環開始からの時刻 (秒) 解析時の入力
炉心圧損(係数)増加

再循環開始に瞬時の圧損増加を仮定
圧損の増加値は保守的に試験結果の2倍とする• 化学デブリ析出による炉心入口部圧損増加は∞とし完全閉塞させる• 完全閉塞時刻は米国PWROGの包含的な化学析出時間を、そのまま保守的に踏襲して80分(再循環開始から60分)を仮定••

非化学ﾃﾞﾌﾞﾘ閉塞の圧損増(解析では保守的にステップ状
での圧損増加を設定)

再循環開始
20分(1200秒)

化学デブリによる完全閉塞(80分=再循環開始から60分(3600秒))

時間

30

5．熱流動解析 ー試験結果を踏まえた解析による評価(4ループPWR CLB)ー
1000 上記より、LOCA後の⾧期冷却性評価に係る現行の設置許可申請書の記載において、変更が必要となるような影響はない

炉心入口への付加圧損係数(-)

800
600
400

再循環開始(20分)
非化学デブリによる圧損増加完全閉塞(80分) ⇒バッフルバレル流路から冷却材供給
化学デブリによる(スライド9枚目参照)
圧損増加

200
0
12

10

10

10

8

10

再循環開始(20分)
非化学デブリによる圧損増加(2.0E+5)

完全閉塞(80分)
化学デブリによる圧損増加(1.0E+12)

6

10

4

10

2

10

0

10

20
0.05

40

60

80

100

120

140

160

180

200

40

60

80

100

120

140

160

180

200

0.04
崩壊熱 (-)

 事象後半(LOCA後80分)に
化学デブリにより完全閉塞することを想定した解析• 非化学デブリによる圧損増
加を試験結果に基づいて設定• 米国PWROGの包含的な化学析出時間(80分)を保守的に踏襲• 化学デブリによる完全閉塞
時炉心入口圧損をほぼ無限大に増加
 80分以降に完全閉塞した場
合でも、⾧期的な炉心水位の低下による燃料棒のヒート
アップは無く、炉心冷却維持が可能であることを確認

最高被覆管温度 (℃)

 試験結果を踏まえた評価

0.03

0.02

0.01
20

Time (minute)

31

5．熱流動解析 ー試験結果を踏まえた解析による評価(3ループPWR CLB)ー 上記より、LOCA後の⾧期冷却性評価に係る現行の設置許可申請書の記載において、変更が必要となるような影
響はない

最高被覆管温度 (℃)

800
600

再循環開始(20分)
非化学デブリによる圧損増加完全閉塞(80分) ⇒バッフルバレル流路から冷却材供給
化学デブリによる(スライド9枚目参照)
圧損増加

400
200
0

炉心入口への付加圧損係数(-)

 4ループPWR CLBと同様に
事象後半(LOCA後80分)に
化学デブリにより完全閉塞することを想定した解析
 80分以降に完全閉塞した場
合でも、⾧期的な炉心水位の低下による燃料棒のヒート
アップは無く、炉心冷却維持が可能であることを確認

1210

再循環開始(20分)
非化学デブリによる圧損増加(1.3E+5)

10

10

8

10

完全閉塞(80分)
化学デブリによる圧損増加(1.0E+12)

6

10

4

10

2

10

0

10

20

40

60

80

100

120

140

160

180

200

40

60

80

100

120

140

160

180

200

0.05

0.04
崩壊熱 (-)

 試験結果を踏まえた評価

1000

0.03

0.02

0.01
20

Time (minute)

32

5．熱流動解析 ー他プラントへの適用性ー〇熱流動解析（4ループ､3ループ）結果の他プラントへの適用性

 再循環開始時点における集合体当りの出力は17型燃料の4ループと3ループが高く、炉心冷却に必要なボイルオフ流量として保守的 単位出力当りの炉心の冷却材体積は17型燃料4ループが少なく、初期保有水の観点で保守的
 炉心入口の流路面積は17型燃料が最も小さく（16項参照）、デブリ閉塞の観点で保守的→4ループ,3ループの解析結果（⾧期冷却性の維持が可能）は15型燃料3ループ,2ループに適用できる
4ループ（17型燃料）

3ループ（17型燃料）

3ループ（15型燃料）

2ループ（14型燃料）

炉心出力 [MWt]

3,411

2,652

2,432

1,650

集合体数

193

157

157

121

再循環開始時刻 [s]

1,200

1,200

1,200

1,200

再循環開始時出力（1集合体当り）[MWt]

0.371

0.355

0.325

0.286

炉心冷却材体積

大

中

中

小

単位出力当りの炉心
冷却材体積

小

大

大

大

炉心入口部流路面積から
デブリ閉塞のし易さ

大

大

小

小

備考

102%出力時
崩壊熱:AESJ5．熱流動解析 ー従来の設置変更申請解析への影響についてー33

 再循環開始前は燃料取替用水タンクから冷却材が供給されることから、デブリによる炉心のデブリ閉塞は発生しない。
 したがって、再循環開始前を対象とした解析の入力/結果へのデブリ影響はない（スライド4枚目参照）
 炉心入口部へのデブリ閉塞を考慮した解析を行った結果、炉内の状況は、以下の点において、デブリ閉塞問題が生じる前の従来の状況と有意な変化が生じないことが確認された
ｰ 再循環開始後において炉心に有意なヒートアップが生じていないこと
ｰ 炉心の水位が低下して炉心が露出することがないこと
ｰ 燃料被覆管の温度が再循環開始直後から増加しないこと
 上記を確認した解析は、解析入力において、大きな保守性を考慮して行われたもので、
全PWRプラントに対する評価を包含する結果と判断できる また従来からのLOCA後の⾧期炉心冷却性が維持されることの判断として「炉心の冠水状態が維持されることを確認できればよい」旨を変更する必要もない

34

6. 評価に含まれる保守性

35

6．評価に含まれる保守性(1) –シナリオの設定における保守性- 以下の知見により、実際の現象としては、炉心に化学析出による有意な圧損増加が生じることなく、⾧期の炉心冷却が維持される• 化学デブリ析出開始時刻 ≧ 高温配管側（炉心上部）からの注水切り替え時刻• 炉心上部へのデブリ付着は大幅に低減（炉心上部からの注水切り替え時刻には、原子炉冷却系
中の非化学デブリの濃度はサンプスクリーンによる除去効果で大幅に低減） 今回の評価では上記の実現象をそのまま考慮せず、保守的に化学デブリの析出を考慮した評価としている

圧損増加

圧損増加

解析上のシナリオ:炉心入口部の化学デブリ析出による冷却性低下

時間

実際に考えられる現象
炉心入口部が化学デブリ析出による圧損増加となる前に、高温配管側注
水切り替えによる炉心上部からの冷却が開始されるため、炉心冷却が、化学
デブリにより有意に阻害されることは考えにくい。代替流路の寄与を期待しな
くても⾧期冷却は確保。

時間

6．評価に含まれる保守性(2) –シナリオ内での解析条件の保守性-

36

 熱流動解析では試験で得られた知見を基に保守的な仮定を置いた条件を用いている
 主な余裕は下図の①～③であり、十分に保守的な解析結果となっている

実現象では燃料集合体にも流路が存在し、圧損係数の増加は限定的⇒化学デブリ析出と同時に炉心入口が完全閉塞すると仮定

圧損係数

実現象では圧損係数は徐々に増加（ランプ状）⇒解析では以下の通り保守的な入力値設定;
・ステップ状に圧損が増加すると仮定・ 試験で得た圧損増加の２倍を考慮して入力⇒試験では以下の通り保守的な圧損増加を測定
・繊維/粒子デブリを包絡量投入・集合体２体断面体系でﾃﾞﾌﾞﾘの付着と圧損増加を確認（実機の多数体の集合体断面より保守的な結果となる:ｐ16）

余裕①:非化学デブリ付着後の圧損係数の増加量
再循環開始（＝非化学付着完了）

余裕③:化学デブリ析出後の圧損係数の増加量

実現象では化学デブリ析出は24hr以降⇒解析では80分で析出すると仮定

余裕②:化学析出完了時間

化学ﾃﾞﾌﾞﾘ析出時間

37

7. まとめ7．まとめ38■ 再循環サンプスクリーンに関する新規制基準対応時に中⾧期的な課題として事業者が取り組むとしていた事項のうち、唯一残されていたサンプスクリーン下流側影響のLOCA後
炉心⾧期冷却に関して検討■ 炉心⾧期冷却のシナリオとして以下を想定－ 化学デブリ析出前は炉心入口流路－ 化学デブリ析出後は代替流路（バッフルバレル流路）■ 流動試験を実施し、上記のシナリオの妥当性を確認－ 燃料集合体2体試験:非化学デブリが流入しても炉心入口から冷却材を供給可能－ バッフルバレル試験:化学デブリ析出後は代替流路から冷却材を供給可能■ 上記の流動試験結果を基に実施した熱流動解析により燃料温度が上昇しないことから、LOCA後の炉心⾧期冷却性を確認■ 本検討により唯一残されていた中⾧期的な課題であるサンプスクリーン下流側影響のLOCA後
炉心⾧期冷却について問題ないことを確認

39

参考

40

参考1

試験に用いるデブリの投入量について

41【参考】 基礎試験 2体体系 ーデブリ投入条件ー

 実機の繊維/粒子デブリ量、P/F比を包絡する広範囲の条件により基礎試験を実施
 供試体差圧が大きく増加し、許容差圧を超えることはなく、繊維/粒子デブリ量、P/F比による影響は小さいことが確認できた〇繊維デブリ量P/F=40 P/F=101.格納容器内発生デブリ量（工認記載値）

P/F=3

2. 実機において炉内に到達するデブリ量（繊維デブリバイパス率:約10～20%）

3000

P/F=1

2000
P/F=∞

1000

P/F=0

0
0

500

1000

1500

繊維デブリ濃度(g/m3)© 2021 MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

2000

2500

3.試験での投入したデブリ量（実機より保守的）（繊維デブリバイパス率:30%）〇試験結果
供試体差圧（kPa）

粒子デブリ 濃度 (g/m3)

4000

許容差圧（約20kPa）

20
15
10
5
0
0

1

3

10

P/F比（-）

∞
41

42

参考2

PWROGとの比較（試験および解析）

【参考】基礎試験の結果

43

ー粒子径の影響ー 米国体系（1/4体系） (1)• 粒子径20～30μmで差圧のピークが発生• 一様な繊維デブリ層の間隙を効率的に閉塞する粒子径は20～30μm
 国内体系（燃料集合体2体体系）• 粒子径を変更して試験を実施したが供試体差圧は1kPa未満• 粒子デブリ径の違いによる圧損差は0.5kPa程度であり、明確なピークは存在せず

130kPa以上

許容値（20kPa）

国内体系（燃料集合体2体体系）
許容値（20kPa）
20

供試体差圧（kPa）

米国体系（ 1/4体系）(1)

15
10
5
0
20μm

30μm

380μm

粒子デブリ径（μm）（１）GSI-191
Program
Summary
ScaledHead Loss Testing February 26, 2015
© 2021 MITSUBISHITest
HEAVY
INDUSTRIES,
LTD. All Rights
Reserved.

43

【参考】基礎試験の結果

44

ーP/F比の影響ー

 米国体系（1/4体系）• P/F=45近傍で差圧のピークが存在• 供試体下部に発生した一様な繊維デブリ層の間隙を粒子が閉塞することで圧損が増加
 国内体系（燃料集合体2体体系）• P/F=0～∞の範囲で試験を実施したが、明確なピークは存在しない• P/F=0（繊維デブリのみ投入）において供試体差圧が約2kPa• 繊維デブリのみを投入することで供試体差圧が増加することが分かった

許容差圧（20kPa）

国内体系（燃料集合体2体体系）
許容差圧（20kPa）
20

供試体差圧（kPa）

米国体系（1/4体系）(1)

15
10
5
0
0

（１）GSI-191
Program
Summary
ScaledHead Loss Testing February 26, 2015
© 2021 MITSUBISHITest
HEAVY
INDUSTRIES,
LTD. All Rights
Reserved.

1

3
10P/F比（-）∞
44

【参考】米国PWROGの解析結果との比較（HLB解析）

45

非化学デブリの集合体試験での圧損増加は、試験での各部圧損をそのまま解析にも、炉心の各グリッド位置に分散させて入力– 結果:下図のとおり、化学ﾃﾞﾌﾞﾘ析出時間を米国PWROGの評価(約8580秒=143分)と同じに設定しても、析出までに炉心でのヒートアップが生じず、被覆管温度の増加も認められない。

完全閉塞(8580秒)

再循環開始(1200秒)完全閉塞(8580秒)

Temperature (F)

再循環開始(1200秒)

図 高温側配管破断（HLB）解析例

図 米国PWROG解析結果例（HLB）** WCAP-17788-NP volume4 Rev0 Comprehensive Analysis and Test Program for GS1-191 Closure (PA-SEE-I1090) -© 2021 MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.
Thermal-Hydraulic Analysis of Large Hot leg Break with Simulation of Core Inlet Blockage

45

46

参考3
CLBとHLBの流況の違い

【参考】炉心入口全面閉塞の仮定と代替流路(ﾊﾞｯﾌﾙﾊﾞﾚﾙ流路)の有効性
蒸気発生器

低温側配管破断（CLB）

蒸気発生器
SG

47

高温側配管破断（HLB）

加圧器

加圧器

一次冷却材
ポンプ

一次冷却材
ポンプ

安全注入

安全注入

安全注入

破断

健全
ループ
健全
ループ

破断
ループ

破断
ループ

原子炉容器

再循環開始直後の流況（CLB）

健全ループからの注入は炉心部等での蒸気発生分のみがダウンカマに流入する。バッフルバレルの水位は炉心部の水頭とバランスし低めに維持される。
炉心入口部からの通水が停止すると、バッフルバレル流路からの冷却水がバッフル板の上端に達するまでの間、炉心内の蒸散に対する補給は行われない。

再循環開始直後のCLBにおいては、バッフルバレルの水位が低い

原子炉容器

再循環開始直後の流況（HLB）

健全・破断ループからの注入は全て炉心及びバッフルバレル流路を経由して破断口から流出する。RV内の水位は高温側配管レベルとなり、液相率も高い。
炉心入口部からの通水が停止しても、バッフルバレル流路から炉心内の蒸散に対する補給が、CLBのような時間遅れがなく行われる。

48

参考4
化学デブリの析出49【参考】 化学デブリ析出時間に関する基礎試験（1/2）
【実機の化学影響概要】① 高温のほう酸水・スプレイ材溶液に、デブリや構造材の一部が溶出する② 低温となるにつれ、溶出した成分が閉塞していた繊維
デブリの上に析出し、圧損に影響する可能性がある【試験概要】
 LOCA直後の水温・pHを模擬し、デブリや構造材を溶出 その後、水温を30℃以下に低下させ、化学デブリが析出しないことを確認した(炉内の水温が30℃以下となるのはLOCA後24時間以降)【LOCA後の水温・pHの評価例】－:実機の評価値－:試験
試験温度
90℃ ⇒ 自然放冷【試験体系】
ビーカ

ほう酸水（2,900ppm）
非化学デブリ;ロックウール、
ケイ酸カルシウム【観察結果】

構造材;
亜鉛メッキ鋼、炭素鋼、アルミニウム 水温が常温(30℃以下)となっても、全条件(pH7, 8.5, 10)で白濁が生じないことを目視確認
pH 10

下部プレナムの温度

pH 8.5再循環サンプピットのpH

pH 7
pH調整
(4.5 ⇒ 7, 8.5, 10)※再循環サンプピットのpHがほぼ一定値となる時間（20,000秒）でNaOHによるpH調整を実施

写真はすべて30℃の状況（ビーカ底の沈殿物は非化学デブリ）50【参考】 化学デブリ析出時間に関する基礎試験（2/2）
【試験手順】①デブリと構造材の成分を溶出させる
・90℃のほう酸水（pH3.8）に、デブリと構造材を投入
・高温保持・攪拌（80分間・24時間）
ビーカ
攪拌
ヒータ

【試験結果】
80分間高温保持した試料:
30℃および80℃において、
pH3.8～10の範囲で白濁が生じないことを確認

白濁が確認されたケース
24時間高温保持した試料:
30℃、かつ、pH7以上で白濁を確認②化学デブリの析出有無を確認する
・温度低下時の白濁の有無を目視確認
・NaOHを添加し、pH変化時の影響も確認

ほう酸水
非化学デブリ;ロックウール、
ケイ酸カルシウム

ビーカ

構造材;
アルミ、亜鉛メッキ鋼

非化学デブリ

米PWROGの試験（対象は再循環サンプピット）において24時間以内では大半の条件で化学デブリが析出しないことを確認

80分間高温pH8＠30℃

撹拌子
24時間高温pH8＠30℃

温度低下時
の白濁の有
無を確認

白濁を
確認

51

参考5
ほう酸析出への影響

52【参考】ほう酸析出への影響
 LOCA後⾧期冷却時のほう酸析出 炉心で沸騰・濃縮されたほう酸水が炉内に蓄積し、ほう素濃度が上昇する
 ほう酸析出時間の評価においては、LOCA後の１日間の炉内ほう素濃度を計算し、１日時点でのほう酸析出がないこと、若しくは析出する時間を評価
液 体流
蒸 気流

高い
ほ
う
素
濃
度

低い

ほ
う
素
混
合
流

ほう素
濃縮領域

高い

液相の流れ
蒸気の流れ

ほ
う
素
濃
度

低い

図 LOCA後⾧期冷却時のほう酸水の濃縮

 ほう酸析出時刻評価への影響

図 現行国内評価モデル

 燃料集合体2体試験の結果から、炉心入口デブリ蓄積（閉塞）等による炉心－下部プレナム混合性能への影響は軽微と考えられ、ほう素濃度上昇への影響は軽微であり、炉心の⾧期冷却性は確保される⇒化学デブリの析出時間は24時間以降⇒非化学デブリによる圧損増加は小さい© 2021 MITSUBISHI HEAVY
INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.
52

53【参考】ほう酸析出への影響の評価例

 代表4ループPWRを対象とし、デブリによる炉心入口圧損増加を考慮した炉内ほう素濃度上昇の評価
 評価の結果、炉内のほう素濃度は析出限界濃度（55,000ppm）※を下回ることを確認

ppm

ほう酸析出限界濃度55,000ppm

デブリによる炉心入口圧損の増加により、濃度差による混合挙動に僅かな差が生じる

デブリにより炉心入口の圧損が増加した場合であっても、濃度差による混合が開始するまでの挙動への影響は軽微

図１ 炉内のほう素濃度上昇※ 日本原子力学会 2007年秋の大会「LOCA時⾧期炉心冷却におけるほう素濃縮挙動に関する研究（その１） BACCHUS試験装置© 2021
MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.
による炉内濃縮挙動試験」において68,000ppmまでほう酸の析出/沈殿が見られなかったことを確認

53

54

参考6
被覆管付着影響

55【参考】被覆管付着影響の米国評価事例について
 化学デブリの被覆管表面への沈着による伝熱性能、被覆管温度への影響
 燃料表面における沸騰等により化学デブリが被覆管表面への沈着（プレートアウト）をする挙動（被覆管表面温度、沈着厚）を30日（～800H)について解析
 崩壊熱の低下、及び約250hでの炉心沸騰終息により、顕著な沈着は生じず、また被覆管の温度上昇も生じない
沈着厚(約250h以後は沸騰終息
により沈着速度が低下）

被覆管

被覆管温度

沈着（LOCAスケール）(出典)WCAP-16793Rev2

 グリッドや被覆管表面等へのデブリ付着蓄積による伝熱性能、被覆管健全性への影響

 被覆管間に付着蓄積を仮定した熱伝導解析の結果、最大厚50mils(1)まで蓄積しても被覆管の⾧期
冷却時の制限温度800F(2)以下を確認
デブリの熱伝導率(BTU/(hr・ft・F)

温度(F)

0.1

260

500

0.9

(1) グリッドを考慮し被覆管間の最小距離＜100milsであり1燃料棒当50mils(2) 30日間の運転で更なる腐食、水素吸収による顕著な影響が生じない温度

0

デブリ厚(mils)

50(出典)WCAP-16793Rev2

56

参考7
サンプスクリーンをバイパスする繊維デブリ量の変化

【参考】サンプスクリーンをバイパスする繊維デブリ量の変化

57

デブリを含む再循環サンプピットからの冷却水の循環の概念図
HLB
炉心

CLB

HLB

CLB

原子炉
容器

ECCS
系統

スクリーン
#2世代以降ﾃﾞﾌﾞﾘ(ECCS,CVS経由)

デブリ濃度
・再循環サンプピット内濃度・スクリーン通過後濃度
実際は世代ごとのﾃﾞﾌﾞﾘを含んだ水が混合#1世代ﾃﾞﾌﾞﾘ
(配管､塗装､他)＃１世代
スクリーンでのバ
イパス

ﾊﾞｲﾊﾟｽ試験結果

CVｽﾌﾟﾚｲ系統

再循環
サンプピット

＃2世代
＃3世代
時間

再循環開始時に再循環サンプピットにあるデブリを含む水量すべてがスク
リーンを通過する時間を保守的に簡略計算*した結果:* 初期サンププール水量÷再循環流量
スクリーンでの繊維ﾃﾞﾌﾞﾘが実質ﾊﾞｲﾊﾟｽしなくなる時間を保守的に代替
・29~44分（単一故障なしﾍﾞｰｽ）
・58~88分（DG単一故障ﾍﾞｰｽ）© 2021 MITSUBISHI HEAVY INDUSTRIES, LTD. All Rights Reserved.

57

58

参考8
PWRとBWRにおけるサンプスクリーン/ECCSストレーナ
大型化に対する設計の比較

【参考】 PWRとBWRにおけるサンプスクリーン/ECCSストレーナ大型化に対する設計の比較
PWR

BWR

・ 1次系全体(SG、加圧器等)を格納容器内に収容⇒CV内構造体、保温対象設備が多い⇒LOCA時ジェットによる破損塗装／保温材が多い
設備構成
（格納
容器内）

蒸気発生器

内部スプレイ
ポンプ

加圧器

一次冷却材
ポンプ
原子炉容器

破断口
デブリ
再循環サンプスクリーン

格納容器
再循環サンプ

規制要求

非化学デブリによる異物圧損は薄膜効果が発生する事を前提としても許容圧損以下であること。
・格納容器内構造体、保温対象設備が多いが圧損低減のためのスクリーン大型化の構造上の制約がない

設計対応

下流炉内
影響

・ 原子炉で直接蒸気を発生させることから、
SG/加圧器が不要⇒格納容器内構造体、保温対象設備が少ない⇒LOCA時ジェットによる破損塗装／保温材が少ない

燃料取替用水タンク

余熱除去ポンプ

サンプ
スクリーン/ECCSス
トレーナ
性能評価

59

⇒スクリーン大型化により圧損低減を図る（スクリーンの異物圧損評価に影響しないため、繊維系保温材量低減は不要と評価）

・格納容器内構造体、保温対象設備が少ない
・圧損低減のためのストレーナ大型化は構造上の制約がある（配置スペース、耐震評価上）⇒ストレーナ大型化（従来から実施）に加え繊維質保温材を撤去し、圧損低減を図る

設備対応
方針

• スクリーン大型化（スクリーン表面積拡大）で対応（繊維保温材の取替は実施しない）• 繊維保温材を可能な限り撤去• ストレーナ大型化（従来から実施）の組み合わせで対応

燃料集合体• オープンチャンネル（局所から流入した冷却材が炉心全体へ広がる）• クローズチャンネル（他の燃料集合体との冷却材の移動はない）• 非化学デブリによる炉心入口部の圧損は小さい• 化学デブリ析出後は代替流路から冷却材供給可能• 非化学/化学デブリによるLOCA後の炉心⾧期冷却への影
響はない• 燃料上部は流路が広く、デブリによる閉塞は生じない• 繊維保温材を撤去しており、LOCA後の炉心⾧期冷却性への影響はない• 燃料下部に仮に繊維質含め実機を包含する保守的な条件のデブリが到達したと仮定しても、冷却材を供給可能

対応方針

60

【参考】薄膜効果を踏まえたPWRの対応の考え方について薄膜効果とはストレーナ表面に堆積した繊維状の異物（以下「繊維質」という。）が粒子状の異物（以下「粒子」という。）を捕捉することによる効果（METI内規より抜粋）＜異物層（粒子及び繊維質）で生じる圧損メカニズムのイメージ＞
異物層の厚み方向の堆積イメージを下図に示します。

繊維質が形成するフィルタ

流体の流れ

粒子

粒子が繊維質のフィルタの捕捉量を上回る状態（Ａ）↓
部分的な薄膜効果を発生させるが、混合異物層の厚みが薄いため圧損は小さい（混合異物層の厚みに圧損が比例する状態）
異物圧損
（ΔP）

流体の流れ

混合異物層の厚み方向に対して一様に異物層の密実度が最も高い状態（Ｂ）↓
薄膜効果を発生させ、圧損の極値を生じる

（Ｃ）

（A）

流体の流れ

混合
異物層
の厚み

繊維質によるフィルタに粒子が入り込むが、フィルタの隙間が生じている状態（Ｃ）↓
異物層の密実度が低下し、単位厚さあたりの流体抵抗は低下する（繊維質のフィルタ厚みの上昇に伴い一度は圧損が低下するが、フィルタ厚みの更なる増加及び圧縮により圧損は再上昇する。）

薄膜効果発生点

設計として狙いたい異物混合状態(PWRでは、設備上左側の低繊維量の領域には出来ない)

粒子堆積のみでの圧損

（Ｂ）

最大繊維量

繊維異物層の厚み(m)
繊維量をパラメータとした異物圧損（粒子量は固定）

この混合状態を維持し、・異物層厚の低減
・通過流速の低減の両者を達成出来るのが“スクリーン面積の増強”（安易に繊維異物の低減を行うと、プラント異物条件を薄膜効果発生点に近づけることとなるため保守性の排除につながる）