資料番号：PS-6-5-3 改 1
平成 30 年 5 月 11 日
日本原子力発電株式会社

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デブリ堆積高さの評価について
1. 評価条件
東海第二のデブリ堆積高さの評価条件について，柏崎刈羽におけるコリウムシールドを超える場合の評価（補足 37）の評価条件との比較を示す。
各条件に対する考察は以下のとおり。
・炉内の溶融物量
MAAP コードの解析結果に基づいて炉内構造物の溶融を考慮しており，両者で同様の設定。
・炉外の溶融物量（ペデスタル内構造物量）
ペデスタル内構造物量は，CRD については，柏崎刈羽の方が保守的な設定。
一方で，その他の落下物については，東海第二の方が保守的な設定。堆積高さを高く見積もる保守的な設定をしている観点では両者で同じであり，結果的にペデスタル内構造物としての物量は同程度である。
・エントレインメント係数
ノミナル条件を設定しており両者で同じ。
・ポロシティ
柏崎刈羽では立方格子の堆積形状を踏まえた感度解析として，ポロシティを考慮している。東海第二では包絡値として，柏崎刈羽よりも大きなポロシティ 0.5 を設定しており保守的な設定。

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第 1 表 評価条件の比較
パラメータ

東海第二

柏崎刈羽６号

柏崎刈羽７号

型式

BWR5,Mark-Ⅱ

ABWR

←

床面積60m

水深1m

コリウムシールド高さ

約 1.88m※

コリウムシールド厚さ

15cm

溶融物量

２2m

備考

74m２

コリウムシールドを考慮した面積←

粒子化割合に寄与
コンクリートからの高さ

炉内構造物の溶融を考慮

36m３

ペデスタル内構造物

CRD

東海第二では撤去する CRD 交換機

CRD 交換機の重量を除いた場合，同程度の物量となっている

その他

合計
粒子化割合

0.171

約 0.63←（ｴﾝﾄﾚｲﾝﾒﾝﾄ係数）←0.5

ポロシティ(0.48 を包絡)

デブリ堆積高さ※SUS 密度

約 1.71m

0.26～0.48←

コリウムシールド高さを超える←として換算2水深に依存
東海第二ではより保守的に設定

2. 感度評価
コリウムシールド設置高さの妥当性確認として，以下の感度評価を実施する。
(1) ペデスタル内構造物の感度評価
ペデスタル内構造物は保守的に設定しているが，物量が増加すると連続層が高くなることから，コリウムシールド設置高さの妥当性を確認するための想定として，追加で以下の構造材の溶融を考慮する。
①制御棒駆動機構ハウジング及び制御棒駆動機構について，落下を想定す
る 9 本以外の 176 本について，CRD ハウジングと RPV 下鏡板の間の溶接部からのデブリ流出を想定し，流出に伴い溶融する部材を追加②核計装管について，核計装管と RPV 下鏡板の溶接部からのデブリ流出を想定し，流出に伴い溶融する部材※を追加※ 保守的な想定として全量溶融を仮定
上記を考慮した結果，追加のデブリ量は約 2.2m３となり，従来考慮しているペデスタル内構造物量と合計すると約 5m３となる。デブリ全量が連続層として堆積する場合を想定しても，堆積高さは約 1.52m となること
から，連続層の堆積高さはコリウムシールドの高さを超えない（第 2 表）。
(2) エントレインメント係数の感度評価
エントレインメント係数をＭＡＡＰ推奨範囲の最大値とした場合の評価結果を第 3 表に示す。
堆積高さは約 1.78m となり，第 1 図に示すとおりコリウムシールド高さを超過する結果となる。ただし，以下の観点からペデスタル構造健全性等への影響はないと考えられる。
・粒子化割合が大きくポロシティも大きい場合には，デブリ粒子の間隙に存在する冷却水による除熱が促進されること，さらに上部の冷却水によっても粒子化層の除熱が促進されることから，粒子化したデブリの温度は速やかに低下する。したがって，最厳ケースでは床ドレン配管高さまでデブリが到達することとなるが，床ドレン配管に設置する制限弁によりデブリがドライウェルヘ流出することはないと考えられる。
・粒子化割合が大きくなると連続層が減少するため，ＭＣＣＩの観点でも緩和される。

3第3表

感度解析結果（デブリ量）ケース

デブリ体積

ベース

３

感度

デブリ堆積高さ（全て連続層）

溶融物：36m
ペデスタル内構造物：4m３
溶融物：36m３
ペデスタル内構造物：5m３
第2表

ケース

ベース

感度

1.46m３
1.52m３

感度解析結果（エントレインメント係数）
ｴﾝﾄﾚｲﾝﾒﾝﾄ
デブリ
デブリ体積
ﾎﾟﾛｼﾃｨ
係数
堆積高さ
３
総量：40m
約 1.71m
溶融物：36m３
連続層 ：約 1.25m（粒子化割合：0.50
ペデスタル内0.173）
粒子化層：約 0.46m
構造物：4m３
総量：40m３
約 1.78m
溶融物：36m３
連続層 ：約 1.18m（粒子化割合：0.50
ペデスタル内0.227）
粒子化層：約 0.60m
構造物：4m３

第1図

デブリ堆積イメージ図

43.

東京電力

福島第一原子力発電所の知見を踏まえた考察「福島第一原子力発電所2 号機原子炉格納容器内部調査結果について（平成 30 年 4 月 28 日，東京電力ホールディングス株式会社）」では，以下の知見が報告されている。
(1) 報告内容①CRD ハウジング周辺
・CRD ハウジングサポートの脱落は見られなかった・付着物により TIP 案内管，TIP ケーブル，LPRM ケーブルが確認できない箇所がある
・当該部位の真下のグレーチングは脱落している②ペデスタル内・ペデスタル内の構造物に大きな変形や損傷が無い・小石状，粘土状の堆積物が底部全体に堆積・ケーブルトレイ（ステンレス製，厚さ 4mm）が変形していない・堆積高さは 40cm～50cm，一部では 70cm を超えると想定される・燃料集合体の一部（上部タイプレート）などの落下物が確認されている・部分的に堆積物が高い位置があり，落下経路が複数ある可能性がある・ペデスタル内壁面の塗装の剥がれや表面の荒れのような状態は見られるが，大規模な破損・変形は見られない。
・堆積物は中心付近が高くなっており，中心から離れるほど低くなっている。
・堆積物が高くなっている原因として，堆積物の下に CRD 交換機等の構造物が存在する可能性がある。
(2) 考察・核計装管やグレーチングの破損状況，ペデスタル内で発見された燃料集合体の一部などから，少なくても燃料集合体の上部タイプレートが落下する程度の破損口は存在している。
・ただし，CRD ハウジングサポートの脱落は見られていないことから，CRDハウジングが全量落下するような状況ではなく，逸出により部分的に開口部が生じた，或いは，特定の位置の CRD のみが損傷したと想定される。
・複数の落下経路が想定されているが，グレーチング等の脱落状況，ペデスタル堆積高さが 40cm～50cm 程度であることを踏まえると，大規模な破損口ではない可能性が高い。

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(3) 東海第二のデブリ堆積高さに対する影響・知見では CRD ハウジングサポートは健全であり，CRD ハウジングが大量に落下するような状況ではないと考えられるが，東海第二では RPV 底部の破損口のアブレーションを考慮した本数として CRD9 本分を考慮しており，保守的な設定と考える。
・複数の落下経路が存在する場合でも，RPV 内に存在する溶融物の総量は変わらないことから，デブリの堆積高さに与える影響は小さい。
・仮に CRD のうち最外周のものが破損する場合，コリウムシールド近傍に堆積することとなるが，溶融物の落下想定位置（最外周の CRD 設置位置）からコリウムシールドまでは 60cm 程度あるため距離がある。
・また，粒子状のデブリが山状に堆積した場合においても，セルフレベリングの効果によってデブリは均一に拡がる方向となること，CRD のうち最外周のものが破損する場合には RPV 底部にデブリが残存するため堆積高さが高くならないこと，残存したデブリが落下した場合にはセルフレベリング効果による均一化や溶融デブリ落下により堆積した粒子状デブリが撹拌される影響などで堆積形状はより均一化されると考えられる。
4.

まとめデブリ堆積高さについて柏崎刈羽との比較を行い，感度解析を実施した。
また，福島第一発電所 2 号機の知見を踏まえた考察を行った。その結果，連続層はコリウムシールド内に保有可能であり，粒子状デブリが仮にコリウムシールド高さを超える場合にも影響はないことから，コリウムシールド高さの設定は妥当であると考える。

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