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東海第二発電所工事計画審査資料

商業機密あるいは防護上の観点

資料番号

工認-217 改 0から公開できません

提出年月日

平成 30 年 3 月 13 日

Ⅴ-1-4-2

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備のポンプの有効吸NT2 補② Ⅴ-1-4-2 R1込水頭に関する説明書

目次頁
1.

概 要 ................................................................................ 1

2.

基本方針 .............................................................................. 2
2.1 サプレッション・プールを水源とするポンプの有効 NPSH ................................ 2
2.2 サプレッション・プールを除くタンク等を水源とするポンプの有効 NPSH .................. 23.

評 価 ................................................................................ 3
3.1 サプレッション・プールを水源とするポンプの評価方針................................. 3
3.2 サプレッション・プールを除くタンク等を水源とするポンプの評価方針 ................... 3
3.3 評価対象ポンプの選定 .............................................................. 4
3.4 評価方法 .......................................................................... 6
3.4.1 サプレッション・プールを水源とするポンプの有効 NPSH 評価方法 ................... 6NT2 補② Ⅴ-1-4-2 R1

3.4.2 サプレッション・プールを除くタンク等を水源とするポンプの有効 NPSH 評価方法 .... 11
3.5 評価結果 ......................................................................... 12
3.5.1 サプレッション・プールを水源とするポンプの有効 NPSH 評価結果 ................. 12

1.

概要本書類は，「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。）」第32条第3項及び第54条第1項第1号並びにそれらの「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の解釈」（以下「解釈」という。
）により，原子炉冷却系統施設の「非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備」のうちサプレッション・プールを水源として原子炉圧力容器に注水するためのポンプが，原子炉格納容器内の圧力，水位及び温度並びに冷却材中の異物の影響により想定される最も小さい有効吸込水頭（以下「有効 NPSH 」という。）において，正常に機能することを説明するとともに，サプレッション・プールを除くタンク等を水源として原子炉圧力容器に注水するためのポンプについても想定される最も小さ
い有効 NPSH において，正常に機能することを説明するものである。
また，有効 NPSH 以外の温度，放射線，荷重その他の使用条件に対して有効に機能を発揮することについては，添付書類「Ⅴ－1－1－6

安全設備及び重大事故等対処設備が使用される条件の下における健全性に関する説明書」に示す。

NT2 補② Ⅴ-1-4-2 R1

なお，設計基準対象施設に関しては，技術基準規則の要求事項に変更がないため，今回の申請においては変更は行わない。
今回，新たに重大事故等対処設備として申請する「非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備」のうちサプレッション・プールを水源として原子炉圧力容器に注水する残留熱除去系ポンプ，高圧炉心スプレイ系ポンプ，低圧炉心スプレイ系ポンプ，原子炉隔離冷却系ポンプ及び常設高圧代替注水系ポンプについて，想定される最も小さい有効 NPSH において，正常に機能することを説明する。

1

2.

基本方針

2.1

サプレッション・プールを水源とするポンプの有効NPSH
重大事故等時において，原子炉冷却系統施設のうち「非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備」としてサプレッション・プールを水源として原子炉圧力容器に注水するためのポン
プは，想定される原子炉格納容器内の圧力，水位及び温度並びに冷却材中の異物の影響によるろ過装置の性能評価により想定される最も小さい有効 NPSH において，正常に機能する設計とする。

2.2

サプレッション・プールを除くタンク等を水源とするポンプの有効NPSH
重大事故等時において，原子炉冷却系統施設のうち「非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備」としてサプレッション・プールを除くタンク等を水源として原子炉圧力容器へ注水するためのポンプは，各水源タンク等の圧力，水位及び温度により想定される最も小さい有効NPSH において，正常に機能する設計とする。

NT2 補② Ⅴ-1-4-2 R1

これらのポンプについては，以下により異物の影響については考慮不要とする。
・代替淡水貯槽から取水する可搬型代替注水大型ポンプ車の付属品である水中ポンプ及び西側淡水貯水設備から取水する可搬型代替注水中型ポンプには，吸込口に異物混入防止のフィルタを設置する設計とする。
・万一，これらのポンプの吸込口のフィルタが詰まった場合は，ポンプの起動停止によるフィルタ閉塞の回復及びポンプの吊り上げによるフィルタ清掃が短時間で可能である。

23.

評

3.1

価
サプレッション・プールを水源とするポンプの評価方針
重大事故等時において，サプレッション・プールを水源として原子炉圧力容器へ注水するポンプは，原子炉格納容器内の圧力，水位及び水源の温度並びに冷却材中の異物により想定される最も小さい有効NPSHが必要吸込水頭（以下「必要 NPSH 」という。）を上回ることを評価する。
そのうち，原子炉冷却材喪失（以下「LOCA」という。）等時の対応によりサプレッション・プールを水源として，原子炉圧力容器に注水する場合，注水に係る最も厳しい初期条件
は原子炉冷却材配管の両端破断による大破断 LOCA を想定するが，破断形態は設計基準事故と同等であるため，保温材の破損影響範囲（以下「ZOI」という。）及び配管破断による保温材等の異物発生量は設計基準事故時より拡大することはない。
ただし，炉心損傷を伴う重大事故等時においては，原子炉格納容器内のpH制御のために注入する水酸化ナトリウム水溶液と原子炉格納容器内構造物等との化学反応により新たに発生NT2 補② Ⅴ-1-4-2 R1する異物（以下「化学影響生成異物」という。）が想定されるため，化学影響生成異物の想定発生量が最大となる事象を抽出して有効 NPSH を評価する。

3.2

サプレッション・プールを除くタンク等を水源とするポンプの評価方針
重大事故等時において，サプレッション・プールを除くタンク等を水源とするポンプは，それぞれの水源の圧力，水位，温度及び配管圧損等により想定される最も小さい有効 NPSHが必要 NPSH を上回ることを評価する。

3

3.3

評価対象ポンプの選定
重大事故等時の対応において，原子炉冷却系統施設のうち「非常用炉心冷却設備その他原NT2 補② Ⅴ-1-4-2 R1

子炉注水設備」として原子炉圧力容器に注水するために使用するポンプを以下に示す。
・残留熱除去系ポンプ＊（水源：サプレッション・プール）

・高圧炉心スプレイ系ポンプ（水源：サプレッション・プール）

・低圧炉心スプレイ系ポンプ（水源：サプレッション・プール）

・原子炉隔離冷却系ポンプ（水源：サプレッション・プール）

・常設高圧代替注水系ポンプ（水源：サプレッション・プール）

・常設低圧代替注水系ポンプ＊（水源：代替淡水貯槽）

・代替循環冷却系ポンプ＊（水源：サプレッション・プール）

・ほう酸水注入ポンプ（水源：ほう酸水貯蔵タンク）

・可搬型代替注水大型ポンプ＊（水源：代替淡水貯槽）・可搬型代替注水中型ポンプ＊（水源：西側淡水貯水設備）

注記＊：原子炉格納施設のうち「圧力低減設備その他の安全設備」と兼用し，原子炉格納容器の除熱又は冷却に使用するポンプを示す。

「圧力低減設備その他の安全設備」と兼用するポンプのうち，常設低圧代替注水系ポンプ及び代替循環冷却系ポンプは，「非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備」として原子炉圧力容器に注水に使用する場合よりも，「圧力低減設備その他の安全設備」として原子炉格納容器除熱又は冷却に使用する場合の方が厳しい使用条件となるため，添付書類「Ⅴ－1－8－4

圧力低減設備その他の安全設備のポンプの有効吸込水頭に関する説明書」にて有効NPSH を評価する。
ほう酸水注入ポンプは，ほう酸水貯蔵タンクを水源として有効NPSHが確保される水位以上に確保された必要水量を原子炉圧力容器へ注水するよう設計されており，機能が要求される運転状態においては水源の圧力，温度の変化及び異物の影響はなく，ほう酸水注入ポンプの有効NPSHは十分確保されることから，評価対象外とする。
可搬型代替注水大型ポンプの付属品である水中ポンプ及び可搬型代替注水中型ポンプは，空気を吸い込まない水位以上に沈めて流体を押し上げながら運転するポンプであり，必要NPSH に代わる条件として運転必要最低水位（水中ポンプ内に空気を吸い込まず，ポンプが正常に機能するための最低吸込高さ）を確保するように設置することで，キャビテーションを防止する設計であることから，評価対象外とする。

4また，可搬型代替注水大型ポンプは，付属品である水中ポンプにより，可搬型代替注水大型ポンプの必要 NPSH を上回る押込水頭が可搬型代替注水大型ポンプの吸込側にかかるように設計されており，可搬型代替注水大型ポンプの有効 NPSH は十分確保されることから，評価対象外とする。

したがって，本書類では，以下のポンプの重大事故等時の有効 NPSH を評価する。
・残留熱除去系ポンプ（水源：サプレッション・プール）（1691.9m3/h）
・高圧炉心スプレイ系ポンプ（水源：サプレッション・プール）（1461.4m3/h）
・低圧炉心スプレイ系ポンプ（水源：サプレッション・プール）（1442.1m3/h）
・原子炉隔離冷却系ポンプ(水源：サプレッション・プール)

NT2 補② Ⅴ-1-4-2 R1（142m3/h）
・常設高圧代替注水系ポンプ(水源：サプレッション・プール)（136.7m3/h）

5

3.4

評価方法

3.4.1

サプレッション・プールを水源とするポンプの有効NPSH評価方法「3.3評価対象ポンプの選定」により選定した残留熱除去系ポンプ，高圧炉心スプレイ系ポンプ，低圧炉心スプレイ系ポンプ，原子炉隔離冷却系ポンプ及び常設高圧代替注水系ポンプの有効 NPSH 評価については，重大事故等時の各事象のうち，個別評価が必要な事象を抽出し，その事象について最も小さい有効 NPSH が必要 NPSH を上回ることを評価する。

3.4.1.1

有効 NPSH 評価事象の抽出

重大事故等時の各事象におけるサプレッション・プール吸込ストレーナの圧損に影響する評価条件を比較し，「3.3

評価対象ポンプの選定」で選定した残留熱除去系ポンプ，高圧炉心スプレイ系ポンプ，低圧炉心スプレイ系ポンプ，原子炉隔離冷却系ポンプ及び常設高圧代替注水系ポンプ（高圧炉心スプレイ系ストレーナを兼用）に対して，有効NT2 補② Ⅴ-1-4-2 R1NPSH の個別評価が必要な事象を以下のとおり抽出する。表3.4.1-1に設計基準事故時と重大事故等時における各事象の評価条件の比較結果を示す。

(a)

重大事故等時の各事象におけるポンプ運転状態
重大事故等における各事象（表3.4.1-1のaからi）のうち，a及びfの事象については，評価対象ポンプによるサプレッション・プールを水源とした原子炉圧力容器への注水を考慮しないため個別評価対象外とする。
(b)

有効 NPSH 評価条件及び発生異物量の影響
重大事故等における各事象（表3.4.1-1のaからi）のうち，b,c,d,e及びgの事象については，原子炉冷却材配管の破断が生じず，保温材等の異物発生が想定されない。
したがって，残留熱除去系ポンプ，高圧炉心スプレイ系ポンプ及び低圧炉心スプレイ系ポンプの評価については有効 NPSH 評価条件が設計基準事故時の条件に包絡されることから，個別評価対象外とする。

以上より，原子炉隔離時冷却系ポンプについて，設計基準対象施設としての使用条件を超えて運転するため，運転状態が最も厳しい「c 全交流動力電源喪失」の事象を想定
し有効 NPSH 評価を実施する。また，新設設備である常設高圧代替注水系ポンプについて，「c 全交流動力電源喪失」の事象を想定し有効NPSH評価を実施する。これらの事象
では， LOCA事象を想定しないため，異物による圧損影響については考慮しない。

6なお，「h 大破断LOCA時注水機能喪失」及び「i DCH,FCI,MCCI」の事象については，「3.3

評価対象ポンプの選定」に記載のとおり，添付書類「Ⅴ－1－8－4

圧力低減設

備その他の安全設備のポンプの有効吸込水頭に関する説明書」にて有効NPSHを評価する

NT2 補② Ⅴ-1-4-2 R1

ため個別評価対象外とする。

7

NT2 補② Ⅴ-1-4-2 R1

表3.4.1-1

設計基準事故時と重大事故等時における各事象の評価条件の比較結果（設計基準事故時を基準）

重大事故等の事象

S/P水源での運転

有効NPSH評価条件（有効性評価の事故シーケンスグループ）をするポンプ＊1（水源の圧力，温度等）

発生異物量
破断形態保温材等

化学影響
生成異物

炉 心 損 傷 が な い 場合

8a

高圧・低圧注水機能喪失－－無－－b

高圧注水・減圧機能喪失

RHR，LPCS

設計基準事故時に包絡無－－無－－無－－無－－c

全交流動力電源喪失

RHR，RCIC，
AHPI

RHR：設計基準事故時に包絡RCIC：個別評価を実施＊3
AHPI：個別評価を実施

する場合

炉心損傷

RHR，HPCS，

RHR,HPCS：設計基準事故時に包絡RCIC

RCIC：cの事象に包絡RHR，HPCS，RHR,HPCS：設計基準事故時に包絡RCIC

RCIC：cの事象に包絡－－RHR，LPCS，RHR,LPCS：設計基準事故時に包絡

RCIC

RCIC：cの事象に包絡大破断LOCA時注水機能喪失

ARC

ARC：個別評価を実施

大破断

DCH,FCI,MCCI

ARC

ARC：hの事象に包絡無d崩壊熱除去機能喪失

e

原子炉停止機能喪失

f

LOCA時注水機能喪失

g

格納容器バイバス

hi

中小破断
無設計基準
事故未満
－－－

設計基準
事故と同等
－

化学影響生成異物の発生＊2

注記＊1：サプレッション・プールを水源として，原子炉圧力容器へ注水するポンプを示す。
注記＊2：pH制御装置よりサプレッション・プール内に水酸化ナトリウムが注入され，水質がアルカリ性になることで，原子炉格納容器内のAl,Si,Zn,Feを含有した構造材との化学反応により溶出したものが保守的に全析出すると仮定する。
注記＊3：RCICの有効NPSH評価条件として最も厳しい条件は，100℃以上の運転状態となり背圧が小さい全交流動力電源喪失事象となる。
注：RHR：残留熱除去系ポンプ，HPCS：高圧炉心スプレイ系ポンプ，LPCS：低圧炉心スプレ
イ系ポンプ，RCIC：原子炉隔離時冷却系ポンプAHPI：常設高圧代替注水系ポンプ，
ARC：代替循環冷却系ポンプ，DCH：過渡事象+高圧炉心冷却失敗+手動減圧失敗+炉心損
傷後の手動減圧失敗+DCH，FCI：過渡事象+高圧炉心冷却失敗+低圧炉心冷却失敗+損傷炉心冷却失敗+FCI(ペデスタル)，MCCI：過渡事象+高圧炉心冷却失敗+低圧炉心冷却失敗+

NT2 補② Ⅴ-1-4-2 R1

損傷炉心冷却失敗+デブリ冷却失敗(ペデスタル)

93.4.1.2

有効 NPSH の評価条件

有効NPSH評価について，以下の各条件を考慮した上で評価する。

(1)

事故後の原子炉格納容器圧力，サプレッション・プール水の温度
各事象における水源の温度及び圧力は，事故後の経過時間とともに変化するが，サプレッション・チェンバの圧力は常にサプレッション・プール水温の飽和蒸気圧を超える。
サプレッション・プールを水源として有効 NPSH を評価するときは，評価条件を保守的に設定するという観点より，保守性を十分考慮した背圧を設定する。

(2)

サプレッション・プールの最低水位
サプレッション・プールの最低水位は，重大事故等で想定されるサプレッション・プールの最低水位を考慮する。

NT2 補② Ⅴ-1-4-2 R1(3)ストレーナの異物付着による圧損上昇大破断LOCAを想定しないため，ストレーナの異物付着による圧損上昇を考慮しない。

(4)

配管圧損
ポンプの有効NPSH算定に必要な配管圧損については，配管の径，長さ，形状及び弁類の仕様並びに注水時におけるポンプの最大流量により評価した値を用いる。

10

3.4.2

サプレッション・プールを除くタンク等を水源とするポンプの有効NPSH評価方法
評価対象ポンプの選定」により，評価対象となるポンプは無い。

NT2 補② Ⅴ-1-4-2 R1「3.3113.5

評価結果

3.5.1

サプレッション・プールを水源とするポンプの有効 NPSH 評価結果

3.5.1.1(1)

原子炉隔離時冷却系ポンプの有効 NPSH 評価結果

有効 NPSH の算定結果
原子炉隔離時冷却系ポンプの有効 NPSH 算定結果を表3.5.1.1-1に示す。また，有効NPSH 評価の概略図を図3.5.1.1-1に示す。

表3.5.1.1-1原子炉隔離時冷却系ポンプの有効 NPSH 算定結果
（単位：m）

重大事故等時
Ha：吸込み液面に作用する絶対圧力
Hs：吸込揚程NT2 補② Ⅴ-1-4-2 R1

H1：ポンプ吸込配管圧損
H2：異物付着なしの状態におけるストレーナ圧損＊1hs：ポンプ吸込口における飽和蒸気圧水頭
有効 NPSH（Ha＋Hs-H1-H2-hs）
注記＊1：原子炉隔離時冷却系ポンプはLOCA事象において使用しないため。
注記＊2：ティー及びペネ部を含む。

12

(2)

有効 NPSH 評価結果
原子炉隔離時冷却系ポンプの有効 NPSH 評価結果を表3.5.1.1-2に示す。

表3.5.1.1-2

原子炉隔離時冷却系ポンプの有効 NPSH 評価結果
(単位:m)
有効 NPSH

必要 NPSH

重大事故等時

原子炉隔離時冷却系ポンプ
表3.5.1.1-2に示すとおり，重大事故等時における原子炉隔離時冷却系ポンプの有効NPSH は，必要 NPSH を上回っており，原子炉隔離時冷却系ポンプの運転状態において，NT2 補② Ⅴ-1-4-2 R1

必要 NPSH は確保されている。

13

サプレッション・プール

吸込液面に作用する絶対圧力 Ha：m

最低水位(EL.

異物付着なしの状態におけるmストレーナ圧損 H2：

ポンプトリップ水位

NT2 補② Ⅴ-1-4-2 R1

ポンプ吸込配管圧損 H1：

吸込揚程 HS：m

吸込配管中心(EL.

原子炉隔離時冷却系ポンプ

ポンプ吸込口における飽和蒸気圧水頭
hs：m

有効ＮＰＳＨ（図 3.5.1.1-1（Ha＋Hs－H1－H2－hs）≧ 必要ＮＰＳＨ＝m＞m

原子炉隔離時冷却系ポンプの有効ＮＰＳＨ評価の概略図

14m

3.5.1.2(1)

常設高圧代替注水系ポンプの有効 NPSH 評価結果

有効 NPSH の算定結果
常設高圧代替注水系ポンプの有効 NPSH 算定結果を表3.5.1.2-1に示す。また，有効NPSH 評価の概略図を図3.5.1.2-1に示す。

表3.5.1.2-1

常設高圧代替注水系ポンプの有効 NPSH 算定結果
（単位：m）

重大事故等時
Ha：吸込み液面に作用する絶対圧力
Hs：吸込揚程
H1：ポンプ吸込配管圧損
H2：異物付着なしの状態におけるストレーナ圧損＊1

NT2 補② Ⅴ-1-4-2 R1

hs：ポンプ吸込口における飽和蒸気圧水頭
有効 NPSH（Ha＋Hs-H1-H2-hs）
注記＊1：常設高圧代替注水系ポンプはLOCA事象において使用しないため。
注記＊2：常設高圧代替注水系ポンプの流量は，ストレーナを兼用する高圧炉心スプレイ系ポンプの流量に比べて小さく，ストレーナ圧損は低減するが，有効 NPSH 評価上保守的な評価となるように，高圧炉心スプレイ系ポンプ運転時のストレーナ圧損を使用するものとし，設備の変更がないため，高圧炉心スプレイ系ストレーナの既工事計画添付書類の算定値と同じとする。

15

(2)

有効 NPSH 評価結果
常設高圧代替注水系の有効 NPSH 評価結果を表3.5.1.2-2に示す。

表3.5.1.2-2

常設高圧代替注水系ポンプの有効 NPSH 評価結果
(単位:m)
有効 NPSH

必要 NPSH

重大事故等時

常設高圧代替注水系
ポンプ
表3.5.1.2-2に示すとおり，重大事故等時における常設高圧代替注水系ポンプの有効NPSHは，必要 NPSH を上回っており，常設高圧代替注水系ポンプの運転状態において，NT2 補② Ⅴ-1-4-2 R1

必要 NPSH は確保されている。

16

サプレッション・プール

最低水位(EL.

吸込液面に作用する絶対圧力 Ha：)

ポンプトリップ水位

異物付着なしの状態におけるm
ストレーナ圧損 H2：

ポンプ吸込配管圧損 H1：

NT2 補② Ⅴ-1-4-2 R1Em

吸込揚程 HSm

吸込配管中心(EL常設高圧代替注水系ポンプ

ポンプ吸込口における飽和蒸気圧水頭
hs：m

有効 NPSH（Ha＋Hs－H1－H2－hs）≧ 必要 NPSH＝
図 3.5.1.2-1m＞m

常設高圧代替注水系ポンプの有効ＮＰＳＨ評価の概略図

17m