INSS JOURNAL Vol . 28 2021 NT-10

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MAAP における ISLOCA のモデル化
Modeling…an…interface…system…LOCA…in…the…severe…accident…analysis…code…“MAAP”
楠木貴世志（Takayoshi…Kusunoki）＊1

高木俊弥（Toshiya…Takaki）＊1

要約
東京電力福島第一原子力発電所事故を踏まえ，これまで原子力発電所緊急安全対策，シビアアクシデント対策他として導入された設備を MAAP プラントモデルに組み込み，動作を確認してきた．本稿では当研究所で開発した事象進展予測システムを用いて多様な事故シナリオに迅速に対応するため，高浜発電所 3/4 号機の安全性向上評価に記載されている起因事象をもとに，事前に MAAP においてモデル化しておくことが望ましい起因事象の検討を行った．その結果，インターフェイスシステム LOCA（ISLOCA）を抽出し，MAAP においてそのモデル化を行った．
「高浜３号炉及び４号炉…重大事故等対策の有効性評価」に基づき，モデルの動作確認を行った結果，事象発生後約１時間以降は１次冷却材圧力及び１次冷却材温度は有効性評価より高くなる傾向となったが，プラント挙動はおおむね再現することができた．
キーワード…MAAP，シビアアクシデント，モデル化，インターフェイスシステム LOCA

Abstract
From… a… consideration… of… progression… of… the… 2011… Fukushima… Daiichi… Nuclear…
Power…Station,…apparatuses…introduced…as…power…station…emergency…safety…measures…and…severe…
accident… measures… in… power… stations… were… incorporated… into… the… MAAP… plant… model.… In… this…
paper,…in…order…to…respond…quickly…to…various…accident…sequences…using…the…Incident…Progress…
Prediction…System,…we…examined…the…initiating…events…that…should…be…modeled…in…advance…based…
on…the…initiating…events…described…in…the…safety…improvement…analysis…reports.…As…a…result,…the…
ISLOCA（interface…system…LOCA）was…extracted…and…modeled.…We…verified…the…operation…of…the…
model… based… on… “Effectiveness… evaluation… of… measures… against… serious… accidents… of… Takahama…
No.…3…and…No.…4…reactors”…and…found…that…after…the…event…occurred…the…primary…coolant…pressure…
and…the…primary…coolant…temperature…tended…to…be…higher…than…the…effectiveness…evaluation…after…
about…1…hour.…The…plant…behavior…showed…a…similar…trend…to…that…of…the…data.
Keywords…MAAP,…severe…accident,…modeling,…interface…system…LOCA

1. は じめにる各種の緩和設備についてのモデルを備えている．
また，核分裂生成物（Fission…Product,…FP）に関すMAAP（Modular… Accident… Analysis… Program）る物理現象をモデル化しており，事故時に炉心溶融

コードは，1980 年代の初めに米国 FAI 社（Fauske…に伴って原子炉容器や原子炉格納容器内等に放出さ&… Associates,… LLC.） に よ っ て 開 発 さ れ， 米 国

れる FP の挙動についても取り扱うことが可能であEPRI（Electric…Power…Research…Institute）が所有る．このように，広範囲の物理現象を取り扱うこと権を有するコードである．現在も EPRI を中心としが可能な総合解析コードであり，想定される様々なた MAAP ユーザーズグループのもとで保守及び改事故シナリオについて，起因事象から安定した状態，良が進められている．

あるいは過圧・過温により原子炉格納容器が機能喪

MAAP は，シビアアクシデントの事象進展の各段階を網羅し，炉心，原子炉容器，原子炉格納容器失するシビアアクシデントまで計算が可能であることが特徴である（1）．

内等で起こると考えられる重要な事故時の物理現象

上 述 し た よ う に，MAAP で は 原 子 力 プ ラ ン トをモデル化するとともに，工学的安全施設や炉心における様々な緩和設備を設定することが可能で損傷防止あるいは格納容器機能喪失防止で想定すある．これまで当研究所は関西電力の原子力プラ＊ 1 （株）…
原子力安全システム研究所

技術システム研究所

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ントに導入されている各種の緩和設備について，原子力災害発生時には，当研究所員が関西電力

MAAP でモデル化を実施し，原子力防災訓練等でから原子力災害発生の連絡を受け，事業本部に駆（2）．特に近年は，東京電力福島第一

け付け，システムの準備，起動等を実施した後に，原子力発電所事故を踏まえて日本の原子力発電所に事象進展予測として再現解析（起因事象の同定をおいて発電所緊急安全対策，シビアアクシデント対含む），推移予測解析，アクシデントマネジメント

策他として導入された設備について重点的にモデル（Accident… Management,… AM）予測解析，放射性使用してきた（3）（4）（5）．

物質放出量予測解析，レポート作成の順序で行うこ

一方，電力事業者は原子力災害時には限られた時ととなるため，限られた時間を効率よく解析に活用間の中で事態の進展を予測して適切な影響緩和操作することが重要となる．事象進展予測システムに搭を行うとともに，必要に応じて一般公衆の防護措置載されている MAAP は他のシステム解析コードにを行わなければならない．当研究所は関西電力の支比べて解析時間が短いことがその特徴の１つとして援を行うため，原子力災害時には当研究所員が関西挙げられるが，実際の原子力災害時に事象進展予測電力の原子力事業本部（以下，事業本部）に駆け付解析を実施することを想定した場合，当日のプラン

け事象進展予測を行うこととなっており，これまでト状況を反映した入力データの作成に要する時間は（6）．

可能な限り短縮することが望ましい．このため，当事業本部内に設置している事象進展予測システムを研究所では関西電力の各原子力プラントに対応した

図１に，事象進展予測システムの概要を図２にそれMAAP の入力データを整備してきた．

化を実施してきた「事象進展予測システム」の開発を行ってきたぞれ示す．事象進展予測システムはプラントから逐

さらに，上述したように，近年では東京電力福島

次，送られてくる情報に基づき，MAAP を用いて第一原子力発電所事故を踏まえた緩和設備の設置に事態の推移予測を行い，今後の進展を予測するとと伴うモデル化を実施し，かつ代表的な事故シナリオもに，将来の影響緩和操作の有効性や放射性物質放の解析に必要となる設備等を MAAP でモデル化し出量の推定を行い，事故収束操作及び公衆防護措置ている．これらのデータをあらかじめ整備しておくに有益な情報を提供することを目的とするものでことにより，原子力災害発生時にもこれらの緩和設ある．

備を用いたより多くの事故シナリオの解析が可能となる．

ネッ ト ワ ー ク サーバーラッ ク機 材 収 納庫

本研究では，各電力事業者が作成している発電用原子炉施設の安全性の向上のための評価（安全性向プラ ン ト 別サーバー上評価）に記載されている起因事象（重大な事故に至る事故進展の発生要因になりえる事象）をもとに，事前に MAAP においてモデル化しておくことで原

ネッ ト ワ ーク
クライアントシステム
クライアントシステム
収納庫

図１

子力災害発生時にも効率よく解析が行える起因事象の検討を行った．関西電力の高浜発電所 3/4 号機の無停電電源装置

（7）
（8）

安全性向上評価

事象進展予測システム（原子力事業本部内）に記載されている起因事象を表１に示す．
表 １ に 示 し た 起 因 事 象 の う ち，MAAP 解 析 基

関西電力

SPDS伝送①盤（パラメータファイル，インクルードファイル③
プラント情報の取り込み①～⑤：起動順序等）に整備されていなければ解析に多くの労力と時間を要し，原子力災害発生時に迅速に対応するこ

解析指示
進捗管理とが難しい起因事象として，「インターフェイスシ②④a④b⑤

再現解析
チーフ

推移予測解析
チーフ

AM予測解析
チーフ

放出量予測
解析チーフ

レポート作成
履歴管理

再現解析
スタッフ

推移予測解析
スタッフ

AM予測解析
スタッフ

放出量予測解析スタッフ②’

図２

事象進展予測システムの概要

ス テ ム LOCA（Interface… System… Loss-Of-Coolant…
Accident,… ISLOCA）」及び「運転時の異常な過渡変化時において原子炉緊急停止（原子炉スクラム）が で き な い 事 象（Anticipated… Transient… Without…
Scram,… ATWS）」が考えられる．これらの事象について次に述べる．

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表１… 全性向上評価の確率論的安全評価（PRA）で安対象としている起因事象
No.

起因事象

１

大破断冷却材喪失事故（LOCA）

２

中破断 LOCA

３小破断 LOCA

４極小 LOCA

５

インターフェイスシステム LOCA

６

主給水流量喪失７外部電源喪失

８ATWS

９

２次冷却系の破断

10

蒸気発生器伝熱管破損

11

過渡事象

12

原子炉補機冷却機能喪失

13手動停止165

コード M-RELAP5 を用いた ISLOCA の解析では，
余 熱 除 去 系 統（Residual… Heat… Removal… System,…
RHRS）から各種逃がし弁及び機器からの漏えいによる格納容器内及び格納容器外への流出を考慮しており，本研究でも同様の解析を実施できるようなモデル化を目的とした．これまでの当研究所のMAAP 解析基盤では，ISLOCA に特化した RHRS及びこれに付随する各種の流出経路はモデル化されておらず，実際の原子力災害発生時に ISLOCA を解析する場合に，これらに関する多くの情報（各種幾何データ，温度や圧力といった物理量，弁の開閉条件等）を入力データに追加することは時間の制約からできない．従って，こうした情報をあらかじめモデル化しておくこととした．

ISLOCA とは，原子炉容器に接続する高圧設計部
分と低圧設計部分（余熱除去系が含まれる）のインターフェイスにおいて，隔離機能が喪失することに2.

M AAP のモデル化の概要

2.1 ノ ード及びジャンクション

よって，低圧設計部分に設計圧を超える圧力が発生

本稿では，MAAP… Version… 4（MAAP4）におけし，それにより機器破損を引き起こし，原子炉冷却る ISLOCA のモデル化について説明する．MAAP4

材が原子炉格納容器外に流出する事象である（図３では，炉心部を多数のノードに分割し，炉心損傷等の赤色のマーク）．一方，ATWS とは，起因事象発の状態変化とそれに伴うノード間の質量及びエネル生後の原子炉トリップに失敗することで発生するシギーを計算している（図４の黒色で示される部分）．

ナリオであり，厳密には起因事象ではないが，安全ISLOCA のモデル化として，原 子 炉 容 器 から高性向上評価の分類に従って，本稿でも起因事象とし温側主冷却材配管（ホットレグ配管）からの冷却材た．安全性向上評価では，ATWS は２次冷却系かの流出先となるノード及びそれらにつながるノードをらの除熱機能が喪失する事象が厳しく，蒸気発生器新たに作 成した．余 熱 除 去 系 統の配 管（RHRS 配２次側保有水が減少することにより補助給水が必要管）（ノード14）をホットレグ配管からの冷却材の流となる主給水流量喪失，負荷の喪失及び外部電源喪出先となるノードとして作 成した．加 圧 器 逃がしタン（8）．これらのうち，本研究で失を対象としている（7）ク，及 び 冷 却 材 貯 蔵タンク（ノード15 及 び 16）をはまず ISLOCA についてモデル化を検討したので，RHRS 配 管（ノード14）につながるノードとして作次章に述べる．

成した．さらに，それらのノードをつなげる以 下 の（9）近年の有効性評価

におけるプラント過渡解析➢…ノード 14：RHRS 配管

格納容器内
原子炉冷却系統

燃料取替用水タンク

加圧器逃がし弁

蒸気発生器
加圧器

一次冷却材ポンプ

原子炉補機
冷却水ポンプ➢…ノード 15：加圧器逃がしタンク➢…ノード 16：冷却材貯蔵タンク

加圧器逃がしタンク

原子炉補機冷却水サージタンク

ジャンクション（ジャンクション29 〜 31）を作 成した．

➢…ジャンクション 29：RHRS 配管〜安全補機室➢……ジャンクション 30：…RHRS 配管〜加圧器逃がしタンク

原子炉容器
余熱除去
冷却器

余熱除去系統逃がし弁

余熱除去系統隔離弁

余熱除去ポンプ

図３

余熱除去系統概要図➢…ジャンクション 31：…RHRS 配管〜冷却材貯蔵タンク➢…ジャンクション 32：…加圧器逃がしタンク〜…
格納容器（CV）

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黒色：既存部（EPRI作成）
青色：既存部（INSS作成）
赤色：本研究で作成

逃がし弁（ジャンクション３０）
加圧器逃がしタ ンク（ノード１ ５ ）R HR 系 統 配 管（ノード１ ４ ）RCS

逃がし弁
（ ジ ャ ン ク シ ョ ン ３１ ）漏 えい隔離弁

原子炉建屋（ノード ９ ）

図４

冷却材貯蔵
タ ンク
（ノード１ ６ ）➢…垂直 or 水平のジャンクションを図４に示す．赤色で記載されている設備が本研究➢…幅［m］で作成した設備となる．それ以外の黒色で記載され➢…高さ［m］ている設備は米国 EPRI により作成されている既存➢…長さ［m］のモデル

格納容器上部区画（ノード３ ）

MAAP4 におけるモデルの概要（1）

作成した上述のノード及びジャンクションの概要

（1）

ラプチ ャ
ディ スクであり，青色で記載されている設備はこれまでに原子力安全システム研究所（INSS）で作成していたモデルである．

2.2 イ
 ンプットファイルにおける
ノード設定➢…面積［m2］➢…ガスの流れを遮断する水位［m］

3. 解
 析条件
3.1 解
 析シナリオ

本研究では，MAAP のインプットファイルを作今回作成した MAAP における ISLOCA モデルの成し，上述したノード 14 〜 16 及びジャンクション動作確認を実施した．解析シナリオは「高浜３号29 〜 31 のパラメータを設定した．設定したノード炉及び４号炉重大事故等対策の有効性評価（9）」にの主なパラメータ及びジャンクションの主なパラ基づき，設定した．解析シナリオは公表されているメータを以下に示す．

有効性評価から読み取ることができる情報から設定した．

【ノードの主なパラメータ】

表２に示す通り，起因事象として，余熱除去系統
3➢…気体と液体の総体積［m ］

入口隔離弁の誤開又は破損による余熱除去系統の圧➢…フロアの高さ［m］

力上昇により，余熱除去系統からの漏えいが発生す➢…最大の特性総断面積［m2］るものとする．１次冷却材の漏えい個所として，余➢…エアロゾル沈着面積［m2］熱除去系逃がし弁の作動，余熱除去系機器等からの2➢…総流路面積［m ］➢…イグナイターの数［-］漏えいが発生するものとする．
事象発生後，余熱除去系逃がし弁，余熱除去系機➢…イグナイターの平均高さ［m］

器等からの漏えいにより１次冷却材圧力が低下する➢…PAR（静的触媒式水素再結合装置）の数［-］ことで，トリップ限界値に到達し，原子炉は自動停止する．その後，非常用炉心冷却設備作動限界値に【ジャンクションの主なパラメータ】➢…ジャンクションのタイプ到達した後，非常用炉心冷却設備が作動することにより炉心に注水される．

➢…上流のジャンクション

事象発生の約 25 分後に主蒸気逃がし弁の開放に➢…下流のジャンクションよる２次系強制冷却を開始するとともに，１次系かINSS JOURNAL Vol . 28 2021 NT-10

表２

解析シナリオ16

定格熱出力一定運転中０分（0:00）

事象発生
原子炉トリップ
LOCA 発生
余熱除去ポンプ使用不可

SI 信号発信

高圧注入ポンプ２台起動

余熱除去ポンプ入口逃がし弁「開」（但し，設定値以下になる場合はRHRS 配管の圧力が 「閉」）
設定圧力到達余熱除去冷却器出口逃がし弁「開」（但し，設定値以下になる場合は「閉」）
SI 信号※発信 25 分後２次系強制冷却開始（主蒸気逃がし弁の開度 10%）62 分（1:02）

高圧注入ポンプから充てんポンプへ切り替え

420 分（7:00）

充てんポンプ停止
余熱除去ポンプ入口弁の閉止（隔離）※ SI 信号：安全注入信号

解析
有効結性果
評価

１次冷
１次却冷材却
圧材
力圧(MPa〔力(MPa〔〔gage〕〔gage〕〕) 〕)

－

有効性評価

16

主要な事象

解析結果

1212884
400※※
00

1 次冷却材漏えいに伴う圧力低下
1 次冷却材漏えいに伴う圧力低下
余熱除去ポンプ入口逃がし弁
余熱除去ポンプ入口逃がし弁
吹き止まり圧力に到達（約 15 分）
吹き止まり圧力に到達（約 15 分）
2 次系強制冷却（約 25 分）
2 次系強制冷却（約 25 分）※余熱除去ポンプ入口逃がし弁※余熱除去ポンプ入口逃がし弁の開閉に伴う圧力変動の開閉に伴う圧力変動
123

456

12

時間3(時時)456

図５時間(時時)

１次冷却材圧力の時刻歴350350300

有効性評価
解析性
結評
果価
有効

2 次系強制冷却（約 25 分） 解析結果
2 次系強制冷却（約 25 分）

300
250
１次冷
１次却冷材却温材
度温(℃度) (℃ )

経過時間

167

250200

※
※

200
150
150
100
100
50

らの漏えい量抑制のため，事象発生の約 62 分後に充てん／高圧注入ポンプによる炉心注水について，500高圧注入から充てん注入へ切替えを実施する．その0後，余熱除去ポンプ入口弁（ツインパワー弁）を閉00止することで漏えいは停止する（9）．

※余熱除去ポンプ入口逃がし弁※余熱除去ポンプ入口逃がし弁の開閉に伴う温度変動の開閉に伴う温度変動1212

図６4. 解 析結果

3時 間 (時 )3
時 間 (時 )456456

１次冷却材温度の時刻歴100作成した MAAP における ISLOCA のモデルを用す代表的なパラメータとして，１次冷却材圧力，１次冷却材温度及び１次系注入流量の時刻歴をそれぞれ図５〜図７に示す．青線が本解析結果であり，赤線が有効性評価の結果を示している．
作成したモデルの動作確認の結果，事象発生後約１時間以降は１次冷却材圧力及び１次冷却材温度は有効性評価より高くなる傾向となったが，プラント挙動はおおむね再現することができた．余熱除去冷却器出口逃がし弁及び余熱除去ポンプ入口逃がし弁

80
１ 次 系 注 水 流 量 （Ｋｇ / ｓ ）いて，事象進展解析を実施した．プラント挙動を示

高圧注入流量充てん 流量解析結果

高圧注入から充てん注入への切り替え（約 62 分）

604020002

図７4時間（ 時）68１次系注入流量の時刻歴が吹き止まり圧力に到達する時間を比較すると，有流量は図７に示すように，高圧注入から充てん注入

効性評価では約７分と約 15 分であり，本解析ではへの切り替えも再現されている．

いずれも約 15 分であった．但し，図５及び図６に示されるような余熱除去ポンプ入口逃がし弁の開閉に伴う圧力・温度の変動等，本解析では再現するこ16とができない事象もあった．ちなみに，１次系注入
有効性評価力(MPa〔〔gage〕〕)

解析結果
128

1 次冷却材漏えいに伴う圧力低下
余熱除去ポンプ入口逃がし弁
吹き止まり圧力に到達（約 15 分）

168

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5. ま とめ当研究所ではこれまで発電所緊急安全対策，シビアアクシデント対策他として導入された設備のモデ

文
 献
（1）
… Electric… Power… Research… Institute,… MAAP4…
Users…Manual.

ル化を行ってきた．本研究では多様な事故シナリオ（2）… 川崎郁夫，高木俊弥，尾上彰，池田浩之，平に迅速に対応するため，安全性向上評価に記載され成 30 年度… 関西電力美浜発電所原子力防災訓ている起因事象をもとに，事前にモデル化しておく練のプラント事象進展シナリオ解析，日本原ことが望ましい起因事象の検討を行った．その結子力学会 2019 年秋の大会 ,（2019）．

果，ATWS（運転時の異常な過渡変化時において（3）… 楠木貴世志，高木俊弥，中村晶，佐野直樹，原子炉緊急停止（原子炉スクラム）ができない事象）

MAAP における福島第一原子力発電所事故と ISLOCA（ イ ン タ ー フ ェ イ ス シ ス テ ム LOCA）

を踏まえた発電所安全対策設備のモデル化，を抽出し，本研究では先ず ISLOCA のモデル化を

INSS…JOURNAL…Vol.…27（2020）
．

行った．

（4）
… 楠木貴世志，高木俊弥，中村晶，佐野直樹，作成したモデルの動作確認の結果，事象発生後約MAAP における 1F 事故を踏まえた発電所安１時間以降は１次冷却材圧力及び１次冷却材温度は全対策設備のモデル化（その１），原子力学有効性評価より高くなる傾向となったが，プラント会 2020 年春の年会（2020）．

挙動はおおむね再現することができた．但し，余熱（5）… 楠木貴世志，高木俊弥，中村晶，佐野直樹，除去ポンプ入口逃がし弁の開閉に伴う圧力・温度のMAAP における 1F 事故を踏まえた発電所安変動等，本解析では再現することができない事象も全対策設備のモデル化（その２），原子力学あった．

会 2020 年秋の年会（2020）．

今回抽出した２つの起因事象のうち，ISLOCA に（6）… 吉田至孝，山本泰功，楠木貴世志，川崎郁夫，ついてはモデル化することにより対応したが，残り柳千裕，木下郁男，岩崎良人，原子力災害時の ATWS についても万一の緊急時のための解析上事象進展予測技術の開発… - これまでの開発状の事前準備ができないか検討する予定である．

況と今後の課題 -，INSS… JOURNAL… Vol.… 21

当研究所の MAAP 解析基盤については，関西電力原子力防災訓練時のプラント事象進展シナリオ解（2014）．
（7）… 関西電力株式会社，高浜発電所３号機

第１…

析に活用するとともに，原子力災害時においては事回安全性向上評価届出，…

象の推移を予測する事象進展解析に用いることとな

https://www.kepco.co.jp/energy_supply/

る．本研究で組み込まれたモデルについては，今後

energy/nuclear_power/info/review/

も解析結果を踏まえて様々な知見を蓄積するととも

takahama3_01.htmlに，新たな設備が導入された場合には反映を行い，更なる MAAP 解析基盤の充実を図る予定である．

謝 辞本研究にあたり，関西電力（株）河瀬宇宙氏には（8）… 関西電力株式会社，高浜発電所４号機

第１…

回安全性向上評価届出，…
https://www.kepco.co.jp/energy_supply/
energy/nuclear_power/info/review/
takahama4_01.html（9）… 関西電力株式会社，高浜３号炉及び４号炉…重資料収集及び開示にご協力いただいた．ここに厚く

大事故等対策の有効性評価，…

感謝します．

https://warp.da.ndl.go.jp/info:ndljp/pid/…
11517338/www2.nsr.go.jp/data/000148110.
pdf…