ＰＷＲのＳＡ対策の概要（考え方、設備）

２０２２年３月１６日
九州電力株式会社
松田 弘毅

目

1次

Ⅰ．重大事故等への対処に係る措置の有効性評価の流れ
Ⅰ－①

評価事故シーケンスの選定

Ⅰ－②

評価事故シーケンスにおける有効性評価

Ⅱ．具体的な評価内容（「水素燃焼」の例）
Ⅱ－①

設備要求

Ⅱ－②

判断基準

Ⅱ－③

想定する事故シーケンス

Ⅱ－④

評価内容

Ⅱ－⑤

不確かさを踏まえた感度解析

Ⅲ．まとめ

Ⅰ．重大事故等への対処に係る措置の有効性評価の流れ
Ⅰ－①

2

評価事故シーケンスの選定

確率論的リスク評価（ＰＲＡ）※の知見を活用し、炉心損傷防止対策の有効性評価を行うための重要事故シーケンス及び格納容器破損防止対策の有効性評価を行うための評価事故シーケンスを選定。
※：新規制基準適合審査においては、設計基準対象施設にのみ期待する「裸のPRA」を実施

評価事故シーケンス選定の概要（格納容器破損防止対策）
・内部事象レベル1.5ＰＲＡ及び外部事象に係る定性的な検討を行い、「実用発電用原子炉及びその附属施設の位
置、構造及び設備の基準に関する規則の解釈」（以下「設置許可基準規則の解釈」という。）を踏まえ、格納容器破損防止対策の有効性評価を行う格納容器破損モードを選定。
・格納容器破損モード毎に格納容器破損モード発生の観点で厳しいプラント損傷状態（ＰＤＳ）を選定し、その中で厳しい事故シーケンスを格納容器破損防止対策の有効性評価の評価事故シーケンスとして選定。

設置許可基準規則の解釈

第37条（重大事故等の拡大防止等）

２－１
重大事故が発生した場合において想定する格納容器破損モードは、以下の(a)及び(b)の格納容器破損モードとする。
(a)必ず想定する格納容器破損モード
・雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）・高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱
・原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用
・水素燃焼
・格納容器直接接触（シェルアタック）・溶融炉心・コンクリート相互作用(b)個別プラント評価により抽出した格納容器破損モード

Ⅰ．重大事故等への対処に係る措置の有効性評価の流れ
Ⅰ－①

評価事故シーケンスの選定（川内 格納容器破損防止対策の例）

3

Ⅰ．重大事故等への対処に係る措置の有効性評価の流れ
Ⅰ－②

評価事故シーケンスにおける有効性評価

ＰＲＡの結果を踏まえた評価事故シーケンスについて、重大事故等に対処するための設備、手順及び体制を整備した上で、解析コードによる解析等を踏まえて、対応する措置の有効性を評価。
解析条件設定の方針
・事象進展の不確かさを考慮して、設計値等の現実的な条件を基本としつつ、原則、有効性を確認するための評価項目となるパラメータに対して余裕が小さくなるような条件を設定。
・一部、評価項目となるパラメータに対し有意な影響を及ぼさないことを踏まえて標準的なプラント設計情報に基づいた条件も組み合わせて設定。
不確かさに関する取扱い
・解析コードの持つ重要現象に対する不確かさや解析条件の不確かさによって有効性評価の評価項目となるパラメータ及び運転員等操作時間に対する余裕が小さくなる可能性がある場合は、感度解析等を行い影響を確認。

評価の実施
・上記条件で評価を実施し、「設置許可基準規則の解釈 第37条（重大事故等の拡大防止等）」の判断基準を満足することを確認。

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Ⅱ．具体的な評価内容（「水素燃焼」の例）
Ⅱ－①

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設備要求

設置許可基準規則

第52条（水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備）

発電用原子炉施設には、炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器内における水素による爆発（以下「水素爆発」という。）による破損を防止する必要がある場合には、水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために必要な設備を設けなければならない。

Ⅱ－②

判断基準

設置許可基準規則の解釈

第37条（重大事故等の拡大防止等）

２－３（f）原子炉格納容器が破損する可能性のある水素の爆轟を防止すること
２－４
上記２－３（f）の「原子炉格納容器が破損する可能性のある水素の爆轟を防止すること」とは、以下の要件を満たすこと。
（a）原子炉格納容器内の水素濃度がドライ条件に換算して13vol％以下又は酸素濃度が５vol％以下であること

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Ⅱ．具体的な評価内容（「水素燃焼」の例）
Ⅱ－③想定する評価事故シーケンス（川内）Ⅰ－①に基づき格納容器破損シーケンスの中で水素燃焼の観点から厳しいシーケンスを選定。
a.水素燃焼の格納容器破損モードに含まれるＰＤＳのうち、事象進展が早く初期から原子炉格納容器内への水素放出が開始され、原子炉容器破損が早い、大中破断ＬＯＣＡである「Ａ＊＊」が水素放出速度の観点で厳しい。
b.格納容器スプレイ作動による水蒸気凝縮に伴い、相対的に水素濃度が上昇することから、原子炉格納容器内注水があり除熱ができている「＊＊Ｉ」がより厳しいc.したがって最も厳しいＰＤＳは破断規模が大きく格納容器スプレイが作動する「ＡＥＩ」となる。
d.「ＡＥＩ」に属する事故シーケンスのうち、中破断ＬＯＣＡに比べ破断口径が大きく、事象進展が早くなり、初期から水素が放出され、かつ、放出速度が大きくなる大破断ＬＯＣＡを起因とし、さらに余裕時間及び要求される設備容量の観点から厳しくなる低圧注入機能及び高圧注入機能の喪失も考慮した「大ＬＯＣＡ＋高圧注入失敗＋低圧注入失敗」を評価事故シーケンスとして選定。
格納容器破損
モード

水素燃焼

最も厳しい
ＰＤＳ

事故シーケンス

ＡＥＩ

・中ＬＯＣＡ＋高圧注入失敗
・中ＬＯＣＡ＋高圧再循環失敗
・大ＬＯＣＡ＋低圧注入失敗
・大ＬＯＣＡ＋低圧再循環失敗
・中ＬＯＣＡ＋低圧再循環失敗
・中ＬＯＣＡ＋蓄圧注入失敗
・大ＬＯＣＡ＋蓄圧注入失敗

最も厳しい事故
シーケンス

評価事故
シーケンス

・大ＬＯＣＡ＋低圧注入失敗

・大ＬＯＣＡ＋高圧注入失敗＋低圧注入失敗（事象進展が厳しくなるよう高圧注入系の失敗を考慮）7

Ⅱ．具体的な評価内容（「水素燃焼」の例）【参考】プラント損傷状態（ＰＤＳ）の分類記号
事故のタイプと１次系圧力炉心損傷時期

分類記号

状態の説明

分類記号

状態の説明

Ａ

１次系の破断口径が大きく、低圧状態で炉心損傷に至るもの（起因事象：大中破断ＬＯＣＡ）

Ｅ

事象発生から短時間で炉心損傷に至るもの

Ｌ

事象発生から長時間で炉心損傷に至るもの

Ｓ

１次系の破断口径が小さく、中圧状態で炉心損傷に至るもの（起因事象：小破断ＬＯＣＡ）

Ｔ

過渡事象が起因となり、高圧状態で炉心損傷に至るもの（起因事象：過渡事象）

Ｇ

格納容器バイパスで中圧状態のもの（起因事象：蒸気発生器伝熱管破損）

Ｖ

格納容器バイパスで低圧状態のもの（起因事象：インターフェイスシステムＬＯＣＡ）
原子炉格納容器内事故進展（原子炉格納容器破損時期、溶融炉心の冷却手段）

分類記号

状態の説明

Ｄ

ＥＣＣＳやＣＶスプレイ系によるＣＶ内注水がなく、溶融炉心の冷却が達成できない可能性があるもの
ＣＶ内除熱が行われていない状態で、炉心損傷後にＣＶ破損に至る可能性があるもの

Ｗ

ＥＣＣＳやＣＶスプレイ系によるＣＶ内注水があり、溶融炉心の冷却が達成できる可能性があるもの
ＣＶ内除熱が行われていない状態で、炉心損傷後にＣＶ破損に至る可能性があるもの

Ｉ

ＥＣＣＳやＣＶスプレイ系によるＣＶ内注水があり、溶融炉心の冷却が達成できない可能性があるもの
ＣＶ内除熱が行われている状態で、炉心損傷後にＣＶ破損に至る可能性があるもの

Ｃ

ＥＣＣＳやＣＶスプレイ系によるＣＶ内注水があり、溶融炉心の冷却が達成できる可能性があるもの
ＣＶ内除熱が行われていない状態で、ＣＶ破損後に炉心損傷に至る可能性があるもの

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Ⅱ．具体的な評価内容（「水素燃焼」の例）
Ⅱ－④

評価内容

〇水素濃度評価の流れ
ＭＡＡＰ・１次系内の各種事故事象（炉心溶融進展、水素発生、放射性物質放出など）・ＣＶ内の放射性物質分布、溶融炉心の挙動

感度解析（２）
水素発生量の不確かさ（全炉心内のＺｒ量の100％が水と反応）
感度解析（１）
溶融炉心・コンクリート相互作用（ＭＣＣＩ）の不確かさ

主な解析結果主な解析結果主な解析結果・１次系からＣＶへの水素の・１次系からＣＶへの水、水蒸気

・ＣＶ内水位・水温など

放出量
・ＲＶ外のＺｒ－水反応による水素の生成量
水素生成量を補正※の放出量

・ＣＶ内の放射性物質の分布

・Ｃ／Ｖ内の放射性物質の分布
・Ｃ／Ｖ内での溶融炉心に係る挙動

放射線水分解等評価
・放射線水分解による水素生成（発熱量）

水素生成のG値
炉心水

主な解析結果サンプ水 0.3分子／100eV・１次系からＣＶへの水素の・金属腐食による水素生成放出量（補正後）
・ＲＶ外のＺｒ－水反応による水素の生成量（補正後）

ＧＯＴＨＩＣ・ＣＶ内の水素混合気の挙動
・ＰＡＲによる水素処理挙動

0.4分子／100eV

Ｚｒ－水反応割合の補正方法（次頁参照）
感度解析（３）
ＣＶ内の水素混合に関する不確かさ（イグナイタの追加設置）

主な解析結果・放射線水分解による水素生成量
・金属腐食による水素生成量※ 発電用原子炉に係る炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策の主な解析結果

有効性評価に関する審査ガイド（以下「審査ガイド」という。）に・ＣＶ内の圧力・温度など

基づき、原子炉容器下部が破損するまでに、全炉心内のＺｒ量の75％

・ＣＶの各区画内の各種気体成分の濃度が水と反応するように補正。

Ⅱ．具体的な評価内容（「水素燃焼」の例）

9〇ＧＯＴＨＩＣに入力するＺｒ－水反応割合の補正方法③=①+②②①BA
第１図Ｚｒ－水反応割合の補正

UO2とZrO2の共晶状態での昇温
UO2の融解解析上の炉心溶融開始（約24分）

第２図■「大ＬＯＣＡ＋高圧注入失敗＋低圧注入失敗」時のＺｒ－水反応割合をＭＡＡＰにて評価。（第１図の①）・事象発生後、炉心内の水が急激に減少し燃料の露出が開始すると燃料被覆管温度が上昇してＺｒ－水反応が促進。
・さらに燃料被覆管温度が上昇し、炉心溶融が開始（A点：約24分）
する時点からは、Ｚｒ－水反応が顕著となり急激に反応割合が増加。
・約１時間で原子炉容器下部ヘッドへの溶融炉心の落下に伴い水素が発生。
・約1.3時間で原子炉容器が破損し、約３時間（B点）で全ての溶融炉心が原子炉容器外へ落下して原子炉下部キャビティ水により冷却されると、Ｚｒ－水反応による水素の生成はほぼ停止。
・Ｚｒ－水反応による水素生成がほぼ停止した時点での割合は約30％。

■ＭＡＡＰの評価結果に基づき、審査ガイドで規定されている原子炉容器が破損した時点でのＺｒ－水反応量を75％に補正する方法について検討。
・Ｚｒ－水反応により水素が発生する期間は、溶融炉心が炉内に存在炉内の燃料が全て溶融し原子炉容器外へ落下している間であるため、補正する期間はＺｒ－水反応が顕著となる約24分から、停止する約３時間までとする。
・さらに、差分（75％－30％）は約24分から約３時間まで一定速度で増加すると仮定。（第１図の②）

燃料最高温度の推移（ＭＡＡＰ）

10Ⅱ．具体的な評価内容（「水素燃焼」の例）〇静的触媒式水素再結合装置（ＰＡＲ）の設置場所

・原子炉格納容器上部ドーム部では原子炉格納容器内で発生する水素が自然循環対流により流動するため、より効率的な水素除去ができるよう原子炉格納容器上部にＰＡＲ４台を分散配置。
・また、原子炉格納容器下部において水素が発生することから、水素の流路と想定される原子炉格納容器下部の開口部付近にも１台設置。
・ＧＯＴＨＩＣにおける原子炉格納容器内のノード分割を踏まえ、上記配置に対応したノードにおいてＰＡＲによる水素除去が行われるようにモデル化して水素濃度評価を実施。
〇解析結果
第３図に示すとおり格納容器自由体積が大きいため、Ｚｒ－水反応によって発生する水素の濃度は限定され、水素爆轟の目安となる格納容器内ドライ換算水素濃度が13vol％に到達することはない。また、水の放射線分解等によって長期的に発生する水素については、ＰＡＲの効果により減少する。

最高値9.7％（約3.0時間）

水素(補正後)空気*
水蒸気 2

324.31 kmol
3020.7 kmol
694.77 kmol

RV破損
（約1.3時間）

炉心溶融開始（約24分）

第３図 格納容器内の全体平均水素濃度の推移（ＧＯＴＨＩＣ）〔全炉心Ｚｒ75％反応、ＰＡＲ５台〕

11Ⅱ．具体的な評価内容（「水素燃焼」の例）
Ⅱ－⑤

不確かさを踏まえた感度解析（１）溶融炉心・コンクリート相互作用（ＭＣＣＩ）の不確かさ
ＭＣＣＩの影響については評価事故シーケンス「大破断ＬＯＣＡ＋ＥＣＣＳ注入失敗＋格納容器ス
プレイ注入失敗」時に原子炉下部キャビティ部に溶融炉心が一様に拡がるとして評価している。（ベースケース）
さらに、溶融炉心の拡がりの不確かさを考慮し、局所的に溶融炉心が堆積するような条件でコンクリート侵食が発生した場合のＭＣＣＩによる影響を確認している。（感度解析ケース）〔感度解析ケースの結果〕
原子炉容器
デブリ

原子炉容器
デブリ・コンクリート侵食は約19cm（ベースケースでは有意な侵食なし）となり水素が発生するが、コンクリート侵食の停止に伴い水素発生も停止。

蒸気

蒸気・ＭＣＣＩによる水素発生量はＺｒに起因するものであり全炉心内のＺｒ量の約６％が反応。

ＭＣＣＩに伴う水素の追加発生も含めた上で、次頁「（２）水素発生量の不確かさ」の中で水ベースケース

感度解析ケース

素濃度への影響を評価

12Ⅱ．具体的な評価内容（「水素燃焼」の例）（２）水素発生量の不確かさ

炉心損傷時の水素発生量の不確かさを考慮し、「水素燃焼」の評価事故シーケンスにおいて「（１）のＭＣＣＩの不確かさ」に伴う水素の追加発生を含め、保守的に炉心損傷時に全炉心Ｚｒの100％が水と反応するとした場合の原子炉格納容器内の水素濃度評価を実施。
その結果、第４図のとおりＭＣＣＩの不確かさを考慮した場合でも格納容器内ドライ換算水素濃度が13vol％に到達することはないことを確認。
格納容器内の水素濃度（ドライ条件換算）（％）

14％
13％

長期的にＰＡＲでの再結合により水素濃度が低下

12％10％最高値12.6％（約3.0時間）

8％
6％
4％
2％0％
01020304050時間（ｈ）

第４図

格納容器内の全体平均水素濃度の推移（ＧＯＴＨＩＣ）〔全炉心Ｚｒ100％反応、ＰＡＲ５台〕

13Ⅱ．具体的な評価内容（「水素燃焼」の例）（３）ＣＶ内の水素混合に関する不確かさ（イグナイタの追加設置）「（２）水素発生量の不確かさ」において、炉心損傷時にＭＣＣＩの不確かさを考慮した場合、ＰＡＲのみで判断基準を満足することを確認しているが、水素発生量やＣＶ内での水素拡散混合に関する不確かさを考慮し、ＰＡＲに加え、電気式水素燃焼装置（イグナイタ）を追加設置。
イグナイタは当初は自主設備としての位置付けで設置することを考えていたが、上記不確かさを考慮し、ＳＡ設備として登録することへ変更。
〇イグナイタの設置場所
・炉心損傷時に発生する水素が放出される位置とその後の通過経路を推定して設置し、発生した水素を確実に処理。
水素放出等の想定
イグナイタ設置場所
放出加圧器逃がしタンク近傍○

ループ基礎室及びループ基礎室外周部
加圧器室隣接部又は通過経路○○

加圧器室外上部

○

各ループ室

○

ＩＣＩＳシンブル配管室入口扉近傍○

ＩＣＩＳシンブル配管のＣＶ一般部からＩＣＩＳシンブル配管室への床貫通部近傍

○

○

想定事項

設置
個数

加圧器逃がしタンクラプチャーディスクからの水素放出

１個加圧器逃がしタンク近傍からの水素の流入

３個

加圧器室内の破断口からの水素放出

１個

加圧器室からの水素の流入
上部ドーム部への万一の水素蓄積

１個

ＲＣＳ配管の破断口からの水素放出

３個

ＩＣＩＳシンブル配管室入口扉からの水素放出
加圧器逃がしタンク近傍からの水素の流入

１個

ＩＣＩＳコンジット床面貫通部からの水素放出

１個

14

Ⅱ．具体的な評価内容（「水素燃焼」の例）〇イグナイタの原子炉格納容器上部への追加設置
原子炉格納容器内の水素混合

重大事故時に発生する水素の混合挙動については、下表のとおり原子炉格納容器内全体での大きな循環流が形成されるため、濃度成層化が起こる可能性は小さいと考えられる。
水素混合の要素①格納容器スプレイによる混合②格納容器内自然対流冷却による混合③ＰＡＲによる発熱による流体の上昇流効果
格納容器スプレイ又は自然対流冷却の単独の対策で原子炉格納容器全体が混合＊１＊２

NUPEC 報告(H15)＊１、有効性評価
JNES 解析(H18)＊２

混合に寄与④溶融炉心の原子炉下部キャビティ落下後の 加圧器気相部破断以外のケースでは、蒸気流によって原発生蒸気による上昇流
子炉格納容器全体が混合⑤蒸気発生器からの放熱等による上昇流

備考

NUPEC 報告(H15)＊１

混合に寄与

重要構造物安全評価（原子炉格納容器信頼性実証事業）に関する総括報告書（平成15年８月）
アクシデントマネジメント知識ベースに関する報告書（平成18年８月）

仮にイグナイタによっても処理できず、原子炉格納容器ドーム部に流入して頂部付近に滞留又は成層化する不確かさも考慮して、早期段階から水素を確実に処理できるよう、更なる安全性の向上を目的にイグナイタを原子炉格納容器ドーム部頂部付近に２個（うち１個予備）追加設置。

15Ⅱ．具体的な評価内容（「水素燃焼」の例）〇イグナイタ設置による水素濃度低減効果

・ＧＯＴＨＩＣにおける原子炉格納容器内のノード分割を踏まえ、ＰＡＲ５基、イグナイタ12個を設置し、設置位置に対応したノードにおいて水素除去が行われるようにモデル化して水素濃度評価を実施。なお、イグナイタはウェット水素濃度８vol％で着火するとして評価。
・第５図のとおり、イグナイタにより初期に原子炉格納容器内に大量発生する水素濃度のピークを抑える効果があることを確認。
格納容器内の水素濃度（ドライ条件換算）（％）

水素濃度が８vol％に到達した区画から順に燃焼することで水素濃度のピークを抑制

14％

13％

12％

長期的にＰＡＲでの再結合により水素濃度が低下

10％
8％
6％
4％
2％
0％
0510152025

時間（ｈ）

第５図

格納容器内の全体平均水素濃度の推移（ＧＯＴＨＩＣ）〔全炉心Ｚｒ100％反応、ＰＡＲ５台、イグナイタ12個〕

Ⅲ．まとめ16〇有効性評価は、裸のＰＲＡの結果をもとに評価事故シーケンスを選定し、評価では保守的な条件設定や感度解析を実施して、ＳＡ対策が有効であることを確認。
〇「水素燃焼」のＳＡ対策の有効性評価では、・保守的な条件設定（75％Ｚｒ-水反応）や感度解析（ＭＣＣＩの不確かさ、水素発生量の不確かさ、ＣＶ内水素混合の不確かさ）を実施して、ＳＡ対策が有効であることを確認。
・なお、ＳＡ対策としてＰＡＲ及びイグナイタを設置しているが、ベースケース評価ではＰＡＲのみで判断基準を満足することを確認。
・イグナイタはＣＶ内に水素が拡散する前に処理できるように配置しているが、仮に処理できずＣＶドーム部で成層化することを考慮して、ＣＶドーム部にも追加で設置。感度解析ではＰＡＲに加えイグナイタの効果を考慮して、判断基準を満足することを確認。
・また、ＳＡ対策に加え特定重大事故等対処施設としての水素濃度低減設備も新たに設置しており、更に水素濃度低減が可能。
〇ＳＡ事象は、物理現象や解析手法（コード）の不確かさが大きいため、現状では、これらを踏まえた条件設定や感度解析が必要な状況。今後、これらが精緻化されると設備の合理化や対策要員の見直しなどが可能となり、設備面・運用面での発電所員の負担等の軽減につながり、それらを更なる安全性向上のためのリソースとして使用することが期待される。