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原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備（格納容器圧力逃がし装置）について

2.3.5
格納容器圧力逃がし装置窒素パージ設備 ..................... 62
2.3.5.1
機能 ................................................... 62
2.3.5.2
設備構成及び仕様 ....................................... 62
3．格納容器圧力逃がし装置による放射性物質除去性能 .................... 683.1
放射性物質の除去原理 ......................................... 68
3.1.1
粒子状放射性物質の除去原理 ............................... 68
3.1.1.1
水スクラバによる除去 ................................... 68
3.1.1.2
金属フィルタによる除去 ................................. 70
3.1.2
ガス状放射性物質の除去原理 ............................... 71
3.1.2.1
格納容器圧力逃がし装置へ流入するガス状放射性物質量の低減 71
3.1.2.2
格納容器圧力逃がし装置での除去 ......................... 72
3.2
性能検証 ..................................................... 74
3.2.1
性能検証試験の概要 ....................................... 74
3.2.1.1
試験設備の概要 ......................................... 74
3.2.1.2
試験条件とその設定根拠 ................................. 783.2.2
放射性物質の除去性能 ..................................... 84
3.2.2.1
格納容器圧力逃がし装置に流入する放射性物質 ............. 84
3.2.2.1.1 粒子状放射性物質（エアロゾル） ........................ 84
3.2.2.1.2 よう素 ............................................... 119
3.2.2.2
事故時のフィルタ装置のパラメータ変化 .................. 120
3.2.2.3
除去性能試験結果 ...................................... 127
3.2.2.3.1
エアロゾル除去性能試験 .............................. 127
3.2.2.3.2
無機よう素除去性能試験 .............................. 129
3.2.2.3.3
有機よう素除去性能試験 .............................. 131
3.2.2.3.3.1
吸着材による除去性能試験結果 ...................... 131
4． 格納容器圧力逃がし装置の設備操作と操作性 ........................ 135
4.1
格納容器圧力逃がし装置の設備操作 ............................ 135
4.1.1
格納容器ベント操作について .............................. 135
4.1.2
中央制御室及び現場での操作内容 .......................... 137
4.1.3
中央制御室及び現場でのパラメータ監視 .................... 152
4.2
格納容器圧力逃がし装置の操作性 .............................. 156
4.2.1
原子炉建屋内（二次格納施設外） .......................... 156
4.2.1.1
ベント前の被ばく評価 .................................. 156
4.2.1.2
ベント後の被ばく評価 .................................. 156
4.2.2
原子炉建屋外 ............................................ 156
4.2.2.1
ベント前の被ばく評価 .................................. 156
4.2.2.2
4.2.2.3

ベント後の被ばく評価 .................................. 156
自然現象による操作性への影響 .......................... 156-目次 2-

別紙 39
別紙 40
別紙 41
別紙 42
別紙 43
別紙 44
別紙 45
別紙 46
別紙 47
別紙 48

格納容器圧力逃がし装置使用後の保管管理 ..................... 476
よう素フィルタ部に発生する偏流について ..................... 477
原子炉格納容器ｐH 制御による原子炉格納容器への影響の確認について............................................................ 487
よう素フィルタの初期過渡性能及び有機よう素許容吸着量について 493
格納容器からの取り出し位置について ......................... 498
格納容器過圧破損防止のための原子炉格納容器ベントについて. 500
適合性審査において確認を行う事項(第 50 条等，FCVS)に対する記載事項について .................................................. 517
AC 系バタフライ弁動作不良事象と格納容器圧力逃がし装置の隔離弁への影響について .............................................. 537
SUPRA コードによる計算結果と試験結果の比較について .......... 542
セシウムの放出割合の評価方法 ............................... 546-目次 5-

使用時の状態が，以下のとおり把握可能である。
a.フィルタ装置の閉塞等によりガスの導入が妨げられていないこと
フィルタ装置入口圧力にて，格納容器ベント実施により待機圧力から上昇した圧力が，原子炉格納容器圧力の低下に追従して低下傾向を示す
ことを確認することで把握できる。フィルタ装置出口放射線量率が初期値から上昇することを計測することによりフィルタ装置が閉塞していないことを把握できる。
b.フィルタ装置の除去性能が低下していないこと
フィルタ装置水位にて，水位が約 500mm～約 2200mm の間（2.2.1.3 参照）であることを確認することで把握できる。
c.放出されるガスの放射線量の確認
フィルタ装置出口放射線モニタにて，フィルタ装置出口配管に内包される放射性物質からの放射線量率を測定し，排出経路の放射性物質濃度を推定することが可能である。
(2)

格納容器圧力逃がし装置の待機時の状態
格納容器圧力逃がし装置の待機時の状態を以下のとおり確認する設計としている。
a.フィルタ装置の除去性能に影響するパラメータの確認：フィルタ装置水位
b.フィルタ装置配管内の不活性状態の確認：フィルタ装置入口圧力，フィルタ装置出口圧力，フィルタ装置出口配管圧力
主排気筒
6号炉

RE

フィルタ装置
出口放射線モニタAO
H 2E

フィルタ装置
水素濃度

PI

原子炉区域・
タービン区域〔ＦＣ〕
換気空調系排風機へ

原子炉区域よりパージ用排風機
AO

MO

ボンベ

PT

フィルタ装置出口配管圧力

7号炉

RE

フィルタ装置入口圧力MO

ラプチャーディスクオリフィス
Ｎ2 ベントライン

非常用ガス処理系
排風機へ

〔ＦＣ〕

MO

遠隔手動弁操作設備
AO

フィルタ装置
出口放射線モニタ

〔ＦＯ〕

ボンベ

AO

Ｎ2供給ラインフィルタ装置水素濃度
ラプチャーディスク

原子炉区域運転階より

よう素
フィルタ

・

DP

フィルタ装置水位

LT

フィルタ
装置

MO

遠隔手動弁操作設備

AO

原
子
炉
圧
力
容
器

〔ＦＣ〕

遠隔手動弁操作設備
遠隔手動弁操作設備

MO

ボンベ
MO

フィルタ装置金属フィルタ差圧

ド
レ
ン
タ
LＳ
ン
ク
ドレン
タンク
水位

遠隔手動弁操作設備

AO

〔ＦＯ〕

AO
〔ＦＣ〕

オリフィス

PT

・

・

〔ＦＯ〕

ドライウェルＮ2ベントライン
フィルタ装置
出口圧力

AO

〔ＦＣ〕
H2E

・
原子炉建屋

サプレッション・
チェンバ

遠隔手動弁操作設備

AO

ボンベ

〔ＦＣ〕

MO

pH

MO

フィルタ装置スクラバ水pH

FE

FE

非常用ガス処理系
排風機より

ドレン
移送ポンプ
ドレン
ポンプ流量

MO
MO

MO

二次格納施設

可燃性ガス濃度制御系
気水分離器より

原子炉建屋

Ｎ2供給ライン

第 2.3.2.2－2 図

格納容器圧力逃がし装置-43-

待機時の概略図

Ｎ2供給ライン使用後の状態が，以下のとおり把握可能である。
a.フィルタ装置内スクラバ水の確認
フィルタ装置水位にて，フィルタ装置内で捕捉した放射性物質の放熱により，フィルタ装置内の水が蒸発することによる水位低下を把握できる。
b.フィルタ装置配管内の不活性状態の確認
フィルタ装置入口圧力及びフィルタ装置水素濃度にて，配管内が封入した窒素で正圧に維持されていること，また，配管内に水素が残留していないことにより不活性状態が維持されていることを把握できる。
c.放出されるガスの放射線量の確認
フィルタ装置出口放射線モニタにて，フィルタ装置出口配管に内包される放射性物質からの放射線量率を測定し，排出経路の放射性物質濃度を推定することが可能である。
(4)

フィルタ装置の水位調整時の確認
格納容器圧力逃がし装置の使用時，待機時，使用後に，フィルタ装置の水位調整を以下のとおり確認する設計としている。
a.フィルタ装置の水位調整の確認：フィルタ装置水位，フィルタ装置ドレ
ン流量b.フィルタ装置スクラバ水の水質管理：フィルタ装置水位，フィルタ装置
ドレン流量，フィルタ装置スクラバ水 pH
主排気筒
6号炉

フィルタ装置
出口放射線モニタ

RE

AO

H2E

MO

ボンベ

PT

フィルタ装置出口配管圧力7号炉

原子炉区域よりパージ用排風機
AO

フィルタ装置水素濃度

PI

フィルタ装置
出口放射線モニタ

原子炉区域・
タービン区域〔ＦＣ〕
換気空調系排風機へフィルタ装置
入口圧力

RE

MO

ラプチャーディスク
オリフィス
Ｎ2ベントライン

非常用ガス処理系
排風機へ

〔ＦＣ〕

遠隔手動弁操作設備

MO
AO

ボンベ

AO
〔ＦＯ〕
H2

Ｎ2供給ライン

原子炉区域運転階よりフィルタ装置水素濃度

可搬型代替注水ポンプ(A-2級)
ラプチャーディスク

PT

フィルタ装置水位

DP

LT

フィルタ
装置

MO

遠隔手動弁操作設備
遠隔手動弁操作設備

AO

遠隔手動弁操作設備
〔ＦＣ〕

MO

ボンベ
MO

フィルタ装置金属フィルタ差圧

遠隔手動弁操作設備

〔ＦＣ〕

・

ド
レ
ン
タ
ン
ク

AO

〔ＦＯ〕

AO

原
子
炉
圧
力
容
器

Ｎ2ベントライン

・

・

〔ＦＯ〕

ドライウェル

よう素
フィルタ

オリフィス

フィルタ装置
出口圧力

AO

〔ＦＣ〕

LＳ

・

ドレン
タンク
水位

原子炉建屋

サプレッション・
チェンバ

遠隔手動弁操作設備

AO

ボンベ

〔ＦＣ〕

MO

pH

ドレン
移送ポンプ
FE

FE

MO

フィルタ装置スクラバ水pH

非常用ガス処理系
排風機より
MO

ドレン
ポンプ流量

MO

二次格納施設MO

可燃性ガス濃度制御系
気水分離器より

原子炉建屋

Ｎ2供給ライン

第 2.3.2.2－4 図

フィルタ装置-45-

水位調整操作の概略図

Ｎ2供給ライン枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

第 2.3.2.3－1 表 格納容器圧力逃がし装置の計測設備の監視パラメータ
監視パラメータ※1

計測範囲

計測範囲の根拠個数

監視場所※50～6000mm

スクラバノズル上端を計測範囲のゼロ点とし，フィルタ装置機能維持のための上
限水位：約2200mm，下限水位：約500mmを監視可能。

2

中央制御室
（緊急時対策所）②フィルタ装置入口圧力

0～1.0MPa[gage]

格納容器ベント実施時に，格納容器圧力逃がし装置内の最高圧力（0.62MPa[gage]）が監視可能。また，待機時に，窒素置換（約0.01MPa[gage]以上）が維持されていることを監視可能。

2*2

中央制御室
現場
（緊急時対策所）③フィルタ装置出口圧力0～0.5MPa[gage]

点検後の窒素置換操作を実施した際に，フィルタ装置出口の圧力開放板の設定圧力（0.1MPa[gage]）を超えないことを監視可能。

1

中央制御室

1

現場

10-2～105mSv/h

格納容器ベント実施時に，想定されるフィルタ装置出口の最大放射線量率（約7×104mSv/h）を監視可能。

2

中央制御室
（緊急時対策所）⑥フィルタ装置水素濃度

0～100vol%格納容器ベント停止後の窒素によるパージを実施し，フィルタ装置入口及び出口
配管内に滞留する水素濃度が可燃限界（4vol%）未満であることを監視可能。格納
容器内水素濃度の最大値（38vol%（ドライ条件））を監視可能。

2*3

中央制御室
現場
（緊急時対策所）⑦フィルタ装置ドレン流量

0～30m3/h

ドレンポンプの定格流量（10m3/h）を監視可能。

2*4

現場

⑧フィルタ装置スクラバ水pH

pH0～14

フィルタ装置内スクラバ水のpH（pH0～14）が監視可能。

1

中央制御室
現場
（緊急時対策所）⑨フィルタ装置金属フィルタ差圧

0～50kPa

2

中央制御室（緊急時対策所）

4

中央制御室
現場

①フィルタ装置水位④フィルタ装置出口配管圧力⑤フィルタ装置出口放射線モニタ-49-⑩ドレンタンク水位

※1
※2
※3
※4
※5

-0.1～0.2MPa[gage]

タンク底部から 510mm
ドレンタンク内の水位を把握し，ドレンの排水操作の開始やドレン排水操作の停タンク底部から 1586mm
止判断が可能なことを監視可能。
タンク底部から 3061mm
タンク底部から 4036mm
監視パラメータの数字は第 2.3.2.3－1 図の丸数字に対応する。
中央制御室及び現場にそれぞれ１個。
フィルタ装置入口及び出口側にそれぞれ１個。
ドレン移送ポンプ 2 台に対してそれぞれ１個。
「（緊急時対策所）」については，緊急時対策所での監視も可能な設計としている。

枠囲みの内容は商業機密に属しますので公開できません。

納容器圧力逃がし装置に流入する際は，希ガスや気体状のよう素を除き，固体（エアロゾル粒子）として存在する。
想定するエアロゾルの種類及び想定事故シナリオ（W/W ベント）時に格納
容器圧力逃がし装置に流入する粒子状物質量を第 3.2.2.1.1－2 表に示す。
また，想定事故シナリオ（D/W ベント）時や，原子炉圧力容器が破損するケースで格納容器圧力逃がし装置に流入する粒子状物質量を第 3.2.2.1.13 表に示す。
第 3.2.2.1.1－2 表 想定するエアロゾルの種類及び想定シナリオ（W/W ベント）時に格納容器圧力逃がし装置に流入する粒子状物質量
核種グループ希ガス
CsI
TeO 2，Te 2 ※4
SrO
MoO 2
CsOH
BaO
La 2O 3

各核種グループに対応
する主な化学物質例

炉内内蔵量[kg]（安定核種を含む）※1

Xe, KrCsI， RbI
TeO 2， Te 2
SrO
MoO 2，RuO 2，TcO 2，RhO 2
CsOH, RbOH
BaO
La 2O 3, Pr 2O 3, Nd 2O 3,
Sm 2O 3, Y 2O 3，ZrO 2，
NbO 2， AmO 2， CmO 2
CeO 2，NpO 2，PuO 2
Sb
UO 2

格納容器圧力逃がし装置に流入する粒子状物質量（安定核種を含む）※2
約 7.4×10 -5 kg
約 7.1×10 -5 kg
約 3.2×10 -5 kg
約 1.5×10 -5 kg
約 1.3×10 -3 kg
約 4.5×10 -5 kg
約 2.4×10 -6 kg

CeO 2
約 2.4×10 -6 kg
Sb
約 1.1×10 -6 kg
UO 2
約 8.9×10 -4 kg
コンクリート/
約 1.7×10 -3 kg
構造材※1 炉内内蔵量[kg]は，ORIGEN コードを用いて評価した核種ごとの停止時炉内内蔵量に基づ
き，MAAP コードにより評価した値※2 格納容器圧力逃がし装置に流入する粒子状物質量は，炉内内蔵量[kg]と，格納容器圧力逃がし装置への放出割合（MAAP 解析結果を NUREG-1465 の知見を用いて補正）から評価した。想定シナリオ（W/W ベント時）では Te 2 及び UO 2 の放出割合の MAAP 解析結果はゼロであることから，後述する MAAP 解析の保守性は顕在化しておらず，NUREG-1465 の知見を用いた補正は必ずしも必要ないものと考えられる。しかしながら，ここでは，格納容器圧力逃がし装置に流入する粒子状物質量を保守的に評価するために Te 2 及び UO 2 の放出割合として MAAP 解析結果（ゼロ）そのものではなく，MAAP 解析結果を NUREG-1465 の知見を用いて補正した放出割合を採用した。
※3 表中の Te 2 の炉内内蔵量[kg]は，Te の全量が Te 2 の形態で存在する場合の値に相当する。
※4 ここでは TeO 2 と Te 2 の存在比率を考慮せず，TeO 2 と Te 2 の各々が表中の炉内内蔵量[kg]をもつものとして格納容器圧力逃がし装置に流入する粒子状物質量を評価した（Te の停止
時炉内内蔵量を，ORIGEN コードを用いて評価した値よりも大きい値として想定することに対応）。本評価は格納容器圧力逃がし装置の設備設計に係る評価であることから，このような保守的な評価方法を採用した。なお，放出放射能量の評価に当たっては，より現実的な想定として停止時炉内内蔵量は ORIGEN コードを用いて評価した値そのものを採用し
ている。

-87-

第 3.2.2.1.1－3 表 想定事故シナリオ（D/W ベント）時及び原子炉圧力容器が破損するケース時に格納容器圧力逃がし装置に流入する粒子状物質量

核種グループ

格納容器圧力逃がし装置に流入する粒子状物質量（安定核種を含む）※1
想定事故シナリオ
原子炉圧力容器が破損するケース（大 LOCA＋SBO＋全 ECCS 機能（高圧・低圧注水機能喪失シナリオ）
喪失シナリオ）（D/W ベント）
（D/W ベント）-1
約 1.5×10 kg
約 4.1×10 -2 kg
約 1.1×10 -1 kg
約 4.0×10 -1 kg
約 4.8×10 -2 kg
約 5.7×10 -5 kg-2
約 2.3×10 kg
約 9.2×10 -6 kg
約 1.8×10 0 kg
約 5.5×10 0 kg
約 6.6×10 -2 kg
約 3.7×10 -5 kg-3
約 3.5×10 kg
約 6.0×10 -5 kg
約 3.6×10 -3 kg
約 7.7×10 -5 kg-3
約 1.7×10 kg
約 4.7×10 -2 kg
約 1.3×10 0 kg
約 2.6×10 -4 kg

希ガス
CsI
TeO 2， Te 2 ※2
SrO
MoO 2
CsOH
BaO
La 2O 3
CeO 2
Sb
UO 2
コンクリート/
約 2.1×10 -1 kg
約 4.7×10 -2 kg
構造材※1 格納容器圧力逃がし装置に流入する粒子状物質量は，炉内内蔵量[kg]と，格納容器圧力逃がし装置への放出割合（MAAP 解析結果を NUREG-1465 の知見を用いて補正）から評価した。想定シナリオ（D/W ベント時）では Te 2 及び UO 2 の放出割合の MAAP 解析結果はゼロであることから，後述する MAAP 解析の保守性は顕在化しておらず，NUREG-1465 の知見を用いた補正は必ずしも必要ないものと考えられる。しかしながら，ここでは，格納容器圧力逃がし装置に流入する粒子状物質量を保守的に評価するために Te 2 及び UO 2 の放出割合として MAAP 解析結果（ゼロ）そのものではなく，MAAP 解析結果を NUREG-1465 の知見を用いて補正した放出割合を採用した。
※2 ここでは TeO 2 と Te 2 の存在比率を考慮せず，TeO 2 と Te 2 の各々が第 3.2.2.1.1-2 表中の炉内内蔵量[kg]をもつものとして格納容器圧力逃がし装置に流入する粒子状物質量を評価した（Te の停止時炉内内蔵量を，ORIGEN コードを用いて評価した値よりも大きい値として想定することに対応）。本評価は格納容器圧力逃がし装置の設備設計に係る評価である
ことから，このような保守的な評価方法を採用した。なお，放出放射能量の評価に当たっては，より現実的な想定として停止時炉内内蔵量は ORIGEN コードを用いて評価した値そのものを採用している。

-88-

評価している。
大 LOCA＋SBO＋全 ECCS 機能喪失シナリオ（W/W ベント）での MAAP 解析による放出割合の評価結果（事故発生から 168 時間後時点）を第 3.2.2.1.1－5 表に示す。ただし，以下に示すとおり，第 3.2.2.1.1－5 表の値は格納容器圧力逃がし装置に流入するエアロゾル量の評価に使用していない。
第 3.2.2.1.1－5 表によると，高揮発性核種（CsI や CsOH）の放出割合（10 -6 オーダー）と比べ，中・低揮発性核種の放出割合が極めて大きい（10-4 オーダー）という結果となっている。
一方， TMI 事故や福島第一原子力発電所事故での観測事実から，事故が起こった場合に最も多く放出される粒子状の物質は，よう素やセシウム等の高揮発性の物質であり，中・低揮発性の物質の放出量は高揮発性の物質と比べ少量であることが分かっている。
第 3.2.2.1.1－6 表は，TMI 事故後に評価された放射性核種の場所ごとの存在量であるが，希ガスや高揮発性核種（セシウムやよう素）が原子炉圧力容器外に全量のうち半分程度放出されている一方で，中・低揮発性核種
はほぼ全量が原子炉圧力容器内に保持されているという評価となっている。
さらに，第 3.2.2.1.1－7 表は，福島第一原子力発電所事故後に実施された発電所敷地内の土壌中放射性核種のサンプリング結果であるが，最も多く検出されているのは高揮発性核種（セシウムやよう素）であり，多くの中・低揮発性核種は不検出という結果となっている。
また，燃料からの核分裂生成物の放出及び移動挙動に関する実験結果より，各元素の放出挙動は以下のように整理されており ※1 ，希ガスが高温で燃料からほぼ全量放出されるのに対し，それ以外の核種の放出挙動は雰囲
気条件に依存するとしている。
希ガス ：高温にて燃料からほぼ全量放出される。
I，Cs ：高温にて燃料からほぼ全量放出される。放出速度は希ガスと同等。
Sb，Te ：高温にて燃料からほぼ全量放出される。また，被覆管と反応した
後，被覆管の酸化に伴い放出される。
Sr，Mo，Ru，Rh，Ba： 雰囲気条件（酸化条件 or 還元条件）に大きな影響を受ける。
Ce，Np，Pu，Y，Zr，Nb：高温状態でも放出速度は低い。
※1 「化学形に着目した破損燃料からの核分裂生成物及びアクチニドの放出挙動評価のための研究（JAEA-Review 2013-034，2013 年 12 月）」
第 3.2.2.1.1－5 表の評価結果は，これらの観測事実及び実験結果と整合が取れていない。これは，大 LOCA＋SBO＋全 ECCS 機能喪失シナリオにおい-90-

ては，MAAP 解析が中・低揮発性核種の放出割合を過度に大きく評価しているためであると考えられる。
MAAP 解析の持つ保守性としては，炉心が再冠水し溶融炉心の外周部が固化した後でも，燃料デブリ表面からの放射性物質の放出評価において溶融
プール中心部の温度を参照し放出量を評価していることや，炉心冠水時において燃料デブリ上部の水によるスクラビング効果を考慮していないことが挙げられる。MAAP コードの開発元である EPRI からも，再冠水した炉心からの低揮発性核種の放出について MAAP 解析が保守的な結果を与える場
合がある旨の以下の報告がなされている。
・炉心が再冠水した場合の低揮発性核種（Ru 及び Mo）の放出について，低温の溶融燃料表面付近ではなく，溶融燃料の平均温度を基に放出速度を算出しているため，MAAP 解析が保守的な結果を与える場合がある。
・Mo の放出量評価について，NUREG-1465 よりも MAAP コードの方が放出量を多く評価する。
なお，高揮発性核種（セシウムやよう素）については，炉心溶融初期に炉心外に放出されるため，上述の保守性の影響は受けにくいものと考えられる。
以上のことから，大 LOCA＋SBO＋全 ECCS 機能喪失シナリオにおいて中・低揮発性核種の放出割合を評価する際，単に MAAP 解析による評価結果を採用すると，放出割合として過度に保守的な結果を与える可能性があるため，他の手法を用いた評価が必要になると考えられる。
そこで，格納容器圧力逃がし装置に流入するエアロゾル量を評価する際
は，MAAP 解析による放出量の評価結果以外に，海外での規制等にも活用されている NUREG-1465（米国の原子力規制委員会（NRC）で整備されたものであり，米国でもシビアアクシデント時の典型的な例として，中央制御室の居住性等の様々な評価で使用されている）の知見を利用するものとした。
このことにより，TMI 事故や福島第一原子力発電所事故の実態により見合った評価が可能となる。
なお，事故シーケンス「大 LOCA＋SBO＋全 ECCS 機能喪失」において，原子炉注水機能が使用できないものと仮定した場合における，炉心損傷開始
から，原子炉圧力容器が破損するまでの MAAP 解析事象進展（格納容器圧力逃がし装置に流入するエアロゾル量評価における想定事故シナリオでは，
当該事故シーケンスにおいて原子炉注水機能を使用することにより原子炉
圧力容器破損には至らない）と NUREG-1465 の想定の比較は第 3.2.2.1.1－
4 表のとおりであり，NUREG-1465 の想定と MAAP 解析の事象進展に大きな差はなく，本評価において NUREG-1465 の知見は使用可能と判断した。
NUREG-1465 の知見を利用した場合の放出割合の評価結果を第 3.2.2.1.1－8 表に示す。

-91-

第 3.2.2.1.1－4 表

MAAP 解析事象進展と NUREG-1465 の想定の比較

燃料被覆管の損傷が開始し， 炉心溶融が開始し，溶融燃料
ギャップから放射性物質が が原子炉圧力容器破損する
放出される期間
までの期間
MAAP

約 17 分～約 41 分 ※1

約 41 分～約 6.4 時間 ※2

NUREG-1465～30 分

30 分～2 時間※1 炉心損傷開始（燃料被覆管温度 1000K）～炉心溶融開始（燃料被覆管温度 2500K）※2 原子炉注水機能が使用できないものと仮定した場合における原子炉圧力容器破損時間

各 MAAP 核種グループの放出割合の具体的な評価手法は以下に示す通り。
(a)

希ガスグループ，CsI グループ，CsOH グループ
希ガスを含めた高揮発性の核種グループについては，MAAP 解析の結果得られた放出割合を採用する。
なお，Cs の放出割合は，CsI グループと CsOH グループの放出割合※1※2，及び，I 元素と Cs 元素の停止時炉内内蔵量より，以下の式を用いて評価する（詳細は別紙 48 参照）。
FCs (T)= FCsOH(T)+ MI/MCs × W Cs/WI × (FCsI(T)– FCsOH(T))
ここで，
FCs (T)：時刻 T におけるセシウムの放出割合
FCsOH(T)：時刻 T における CsOH グループの放出割合
FCsI(T)：時刻 T における CsI グループの放出割合
MI ：I 元素の停止時炉内内蔵量
MCs ：Cs 元素の停止時炉内内蔵量
WI ：I の原子量
WCs ：Cs の原子量※1 MAAP コードでは化学的・物理的性質を考慮し核種をグループ分けしており，各グループの放出割合は，当該グループの停止時炉内内蔵量と放出重量の比をとることで評価している。
※2 各核種グループの停止時炉内内蔵量は以下の手順により評価している。
① ORIGEN コードにより核種ごとの初期重量を評価② ①の結果をもとに，同位体の重量を足し合わせ，各元素の重量を評価する。
③ ②の結果を MAAP コードにインプットし，MAAP コードにて，各元素の化合物の重量を評価する。

-92-

④ 各化合物は第 3.2.2.1.1－2 表に示す核種グループに属するものとして整理している。核種グループの炉内内蔵量は，当該の核種グループに属する化合物の炉内内蔵量の和として評価している。
(b)

それ以外の核種グループ
中・低揮発性の核種グループについては，MAAP 解析の結果得られた放出割合は採用せず，MAAP 解析の結果から得られた Cs の放出割
合と，希ガスグループの放出割合，及び，NUREG-1465 の知見を利用
し放出割合を評価する。
ここで，放出割合の経時的な振る舞いは希ガスと同一（※1）とし，Cs の放出割合に対する当該核種グループの放出割合の比率は，168
時間経過時点において，NUREG-1465 で得られた比率に等しいとして，
以 下 の 評 価 式 に 基 づ き 評 価 し た 。 第 3.2.2.1.1 － 9 表 及 び 第3.2.2.1.1－10 表に，NUREG-1465 で評価された原子炉格納容器内への放出割合を示す。
Fi(T)= Fnoble gass(T) × γ i/γ Cs × FCs(168hr)/Fnoble gass(168hr)

Fi(T)：時刻 T における i 番目の MAAP 核種グループの放出割合
Fnoble gass(T)：時刻 T における希ガスグループの放出割合
γ i ：NUREG-1465 における i 番目の MAAP 核種グループに相当する核種グループの原子炉格納容器への放出割合
γ Cs：NUREG-1465 における Cs に相当する核種グループの原子炉格納容器への放出割合※ 1 中・低揮発性の核種グループは，事故初期の燃料が高温となっているとき以外は殆ど燃料外に放出されないものと考えられる。そのため，ベント後の燃料からの追加放出はほとんど無く，事故初期に原子炉格納容器内に放出され，原子炉格納容器気相部に浮遊しているものだけが大気中に放出され得ると考えられる。
ベントに伴い低揮発性核種は原子炉格納容器気相部からベントラインに流入するが，その流入の仕方，すなわち放出割合の経時的な振る舞いは，同じく原子炉格納容器気相部に浮遊しており壁面等からの追加放出がない希ガスの放出割合の振る舞いに近いと考えられる。
以上のことから，中・低揮発性の核種グループの「各時刻における放出割合」は，「各時刻における希ガスグループの放出割合」に比例するものとし
た。

-93-

第 3.2.2.1.1－5 表

MAAP 解析による放出割合の評価結果（エアロゾル量の評価に使用しない）核種グループ

格納容器圧力逃がし装置への放出割合 [-]（事故発生から 168 時間後時点,格納容器
圧力逃がし装置に流入するエアロゾル量の評価には使用しない）

希ガス

約 9.2×10-1

CsI

約 1.3×10-6

TeO2

約 1.7×10-6

SrO

約 2.0×10-4

MoO2

約 3.0×10-6

CsOH

約 2.7×10-6

BaO

約 4.2×10-5

La2O 3

約 1.0×10-4

CeO2

約 1.0×10-4

Sb

約 2.9×10-6

Te2

0

UO2

0

Cs ※1

約 2.6×10-6※1 CsI グループと CsOH グループの放出割合から評価（評価式は別紙 48 参照）
第 3.2.2.1.1－6 表

TMI 事故後に評価された放射性核種の場所ごとの存在量

出典：TMI-2 号機の調査研究成果（渡会偵祐，井上康，桝田藤夫 日本原子力学
会誌 Vol.32,No.4(1990)）-94-

第 3.2.2.1.1－7 表

福島第一原子力発電所事故後に検出された土壌中の放射性核種

出典：当社 HP（http://www.tepco.co.jp/cc/press/11040609-j.html）
第 3.2.2.1.1－8 表

NUREG-1465 の知見を用いた補正後の放出割合（格納容器圧
力逃がし装置に流入するエアロゾル量を評価する際に使用）核種グループ

格納容器圧力逃がし装置への放出割合 [-]（事故発生から 168 時間後時点）

希ガス

約 9.2×10-1

CsI

約 1.3×10-6

TeO2

約 5.2×10-7

SrO

約 2.1×10-7

MoO2

約 2.6×10-8

CsOH

約 2.7×10-6

BaO

約 2.1×10-7

La2O 3

約 2.1×10-9

CeO2

約 5.2×10-9

Sb

約 5.2×10-7

Te2

約 5.2×10-7

UO2

約 5.2×10-9

Cs ※1

約 2.6×10-6※1 CsI グループと CsOH グループの放出割合から評価（評価式は別紙 48 参照）-95-

第 3.2.2.1.1－9 表

NUREG-1465 での原子炉格納容器内への放出割合

核種グループ

原子炉格納容器への放出割合 ※１

Cs

0.25

TeO2 ，Sb，Te2

0.05

SrO，BaO

0.02

MoO2

0.0025

CeO2 ，UO2

0.0005

La2O 30.0002※１ NUREG-1465 の Table 3.12「Gap Release」の値と「Early In-Vessel」の値の和を参照（NUREG-1465 では，「 Gap Release」，「 Early In-Vessel」，「 Ex-Vessel」
及び「Late In-Vessel」の各事象進展フェーズに対して原子炉格納容器内への放出割合を与えている。格納容器圧力逃がし装置に流入するエアロゾル量評価における想定事故シナリオでは，原子炉圧力容器が健全な状態で事故収束するため，原子炉圧力容器損傷前までの炉心からの放出を想定する「GapRelease」及び「Early In-Vessel」の値の和を用いる。）
第 3.2.2.1.1－10 表

NUREG-1465（抜粋）-96-∂n(v, t) 1
=
∂t
2

−

K(v, v − v) n(v, t)n(v − v, t)dv∞

K(v, v) n(v, t)n(v, t)dvn(v, t)u(v)h+n ̇ (v)−n(v, t)：時刻(t)における粒子体積(v)の単位体積あたりの個数
K(v, v):粒子が凝集する頻度
u(v) ：体積(v)の粒子に対する重力沈降速度ṅ (v) :体積(v)の粒子の発生率
v
h

(b)

：粒子体積
：実効高さ（=空間容積/沈着面積）

サプレッション・プール水を通過した後の粒径分布の評価モデル
プール水中ではエアロゾルは気泡として存在し，気泡中のエアロゾル粒子（第 3.2.2.1.1－5 図の赤丸）の一部はプール水中に取り込
まれ（第 3.2.2.1.1－5 図の青丸）気泡中から除去される。除去のされやすさはエアロゾル粒子の粒径により異なるため，エアロゾル粒
子の粒径分布は，サプレッション・プールでのスクラビングを受けることにより変化する。
MAAP コードでもサプレッション・プールでのスクラビング効果を考慮しており，SUPRA コードにより種々の条件で計算された DF 値のデータテーブルが MAAP コードに内蔵されている。また，MAAP コー
ドでは，プール水深，エアロゾル粒子の粒子径等の条件により，データテーブルを補間してサプレッション・プールの除去効率（DF）
を求めている。
SUPRA コードでは，沈着メカニズム(ⅰ)重力沈降，(ⅱ)慣性沈着，(ⅲ)ブラウン拡散，(ⅳ)対流，(ⅴ)拡散泳動，(ⅵ)熱泳動を考慮しており，以下の評価式で計算している。また，別紙 47 に示すとおり，
SUPRA コードの評価結果は試験結果と比較しても概ね同じオーダーとなっており，妥当であると考えられる。

-101-(5)実験結果例前節までは理論的に評価された粒径分布を扱ってきたが，ここでは実際に測定されたエアロゾル粒子の粒径分布について説明する。シビアアクシ
デント時には原子炉格納容器内にスプレイ等による注水が実施されることから，シビアアクシデント時の粒径分布を想定し，「原子炉格納容器内でのエアロゾルの挙動」及び「原子炉格納容器内の水の存在の考慮」といった観点で実施された第 3.2.2.1.1-11 表の②，⑤に示す試験等を調査した。さらに，シビアアクシデント時のエアロゾル粒子の粒径に対する共通的な知見とされている情報を得るために，海外の規制機関（NRC 等）や各国の合同で実施されているシビアアクシデント時のエアロゾルの挙動の試験等（第3.2.2.1.1-11 表の①，③，④）を調査した。以上の調査結果を第 3.2.2.1.111 表に示す。この表で整理した試験等は，想定するエアロゾル発生源，挙動範囲（原子炉格納容器，1 次冷却材配管等），水の存在等に違いがあるが，エアロゾル粒子の粒径の範囲に大きな違いはなく，原子炉格納容器内環境
でのエアロゾル粒子の粒径はこれらのエアロゾル粒子の粒径と同等な分布範囲を持つものと推定できる。

-111-

第 3.2.2.1.1-11 表 シビアアクシデント時のエアロゾル粒子の粒径についての文献調査結果番

試験名または

号

報告書名等

エアロゾル
粒子の粒径
(μm)
約 0.5～5①

LACE

LA2 ※1(第 3.2.2.1.113 図参照)②③

シビアアクシデント時の評価に使用されるコードでの原子炉格納容器閉じ込め機能喪失を想定した条件とした比較試験

0.25～2.5

原子炉格納容器内に水が存在し，溶融炉心を覆っている場合のスク(参考 1-1)

ラビング効果のモデル化を紹介したレポート

AECL が実施した

0.1～3.0

シビアアクシデント時の炉心損傷を考慮した 1 次系内のエアロゾル

実験 ※3(参考 1-2)挙動に着目した実験

0.29～0.56

シビアアクシデント時の炉心損傷を考慮した 1 次系内のエアロゾル(参考 1-2)挙動に着目した実験

NUREG/CR-5901 ※2

PBF-SFD ※3

④

⑤

備考

PHÉBUS FP ※3

0.5～0.65(参考 1-2)

シビアアクシデント時の FP 挙動の実験（左記のエアロゾル粒径は
PHÉBUS FP 実験の原子炉格納容器内のエアロゾル挙動に着目した実
験の結果）

参考文献
※1：J. H. Wilson and P. C. Arwood, Summary of Pretest Aerosol Code Calculations for LWR Aerosol
Containment Experiments (LACE) Test LA2※2：D. A. Powers and J. L. Sprung, NUREG/CR-5901, A Simplified Model of Aerosol Scrubbing by a
Water Pool Overlying Core Debris Interacting With Concrete※3：STATE-OF-THE-ART REPORT ON NUCLEAR AEROSOLS, NEA/CSNI/R(2009)5-112-また，以下に PHEBUS-FP の試験結果を示す。 ※4
PHEBUS-FP は，放射線防護・原子力安全研究所（IRSN，仏国），フランス
電力庁及び EU を中核として行われた，実機プラントの体系をスケールダウ
ンした模擬試験であり，主目的として，エアロゾルの物理・化学挙動現象の模擬に焦点を置いている。
試験装置は，炉心部，一次系，原子炉格納容器等から構成されており，炉心部には実燃料が装荷されている。試験の際は炉心部で実燃料を溶融させており，一次系（蒸気発生器）を介し原子炉格納容器内に放出されたエアロゾル粒子の粒径を測定している。また，炉心部に装荷する燃料として新燃料を使用した場合（FPT0）と使用済み燃料を使用した場合（FPT1,2,3）の評価を行っており，各試験でエアロゾル粒子の粒径分布が測定されている 。 試 験 装 置 の 概 要 図 を 第 3.2.2.1.1 － 14 図 に ， 主 な 試 験 条 件 を 第3.2.2.1.1－12 表に示す。
以下に，粒径分布に関する主な試験結果を示す。
実験により測定されたエアロゾル粒子の粒径分布は対数正規分布によく一致しており，理論的な予想と整合がとれている。
また，FPT0（新燃料を使用）と FPT1,2,3（使用済燃料を使用）で得られた粒径分布を比較すると，平均粒径（AMMD）と幾何標準偏差は同程度となっている。このことは，燃料の燃焼度がエアロゾル粒子の粒径分布に及ぼす影響が限定的であることを示唆している。
なお，FPT4 では溶融デブリからの低揮発性核種や超ウラン元素の放出に関する定量的検討を行うことを目的としており，原子炉格納容器は模擬されておらず，試験目的の中に原子炉格納容器内粒径分布の調査は含まれていない。
【粒径分布に関連する主な試験結果】
・ FPT0 と FPT1 の粒径分布は対数正規分布によく一致
・ FPT0 の平均粒径（AMMD）は，燃料集合体崩壊の最終時点で 2.4μm（最終的に 3.35μm で安定）・ FPT1 におけるエアロゾル粒径は 3.5μm から 4.0μm の間・ FPT0 と FPT1 の双方の試験の対数正規分布の幾何標準偏差は約 2.0
でほぼ一定
・ FPT2 の粒径分布は FPT1 の粒径分布と類似 ※5 ※6・ FPT3 の平均粒径（AMMD）は，概ね 3μm であり，幾何標準偏差は
約 1.5※6※4 STATE-OF-THE-ART REPORTON

NUCLEAR AEROSOLS（OECD/NEA 2009）※5 Progress of ASTEC validation on fission product release and transport in-117-

circuits and containment（The 3rd European Review Meeting on Severe Accident
Research(ERMSAR-2008））※6 Overview of Main Results Concerning the Behaviour of Fission Products andStructural Materials in the Containment（NUCLEAR ENERGY FOR NEW EUROPE 2011）

一次系

原子炉格納容器炉心

第 3.2.2.1.1－14 図

試験装置の概要

第 3.2.2.1.1－12 表

主な試験条件試験No.

使用燃料と制御棒

プール水
pH

FPT0

・新燃料
・Ag-In-Cd制御棒

pH5・ベースケース

FPT1

・使用済燃料・ Ag-In-Cd制御棒

pH5・使用済燃料を使用

FPT2・使用済燃料・ Ag-In-Cd制御棒

pH9・使用済燃料を使用
・プール水のpHを変えた場合

FPT3・使用済燃料・ B4C制御棒

pH5

・使用済み燃料を使用
・B4C制御棒を使用

FPT4

使用済燃料と被覆
管材料を混合した
模擬デブリ

格納容器
内模擬無し

-118-

試験概要（ベースケースとの主な差異）

・デブリからの放射性物質の放出を模擬4． 格納容器圧力逃がし装置の設備操作と操作性
4.1

格納容器圧力逃がし装置の設備操作

4.1.1 格納容器ベント操作について
格納容器ベントの操作は，原子炉格納容器圧力を継続監視することにより，ベント実施タイミングを予測することが可能であり，格納容器ベントが必要になった場合（原子炉格納容器最高使用圧力到達時《炉心損傷前 ※1》，サプレ
ッション・チェンバ・プール水位が「真空破壊弁高さ」到達若しくは原子炉
格納容器限界圧力到達前《炉心損傷後 ※1》，格納容器からの異常な漏えいによる原子炉建屋水素濃度上昇時） ※2 に，事故時対応手順書に定めた運転操作手
順として当直副長が格納容器ベント判断を実施する。これは予め要領等に記載された運転操作手順の範囲内において，発電所対策本部長から当直副長に実施権限が委譲されているためである。
重大事故等時に，原子炉格納容器設計漏えい率を超える漏えいが発生した
場合，使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ ※3 により漏えいを認知することができる。また，炉心損傷後であるため，原子炉格納容器内の水素ガスが漏えいしていることを，原子炉建屋オペレーティングフロア上部の水素ガス濃度計により認知することができる。さらに，静的触媒式水素再結合器（PAR）の
出入口温度を監視することにより，実際に水素の再結合処理が行われていることを確認することができる。
※1

ここでの「炉心損傷前後」は，原子炉格納容器内放射線量率が設計基準事故の 10 倍又は原
子炉圧力容器表面温度「300℃」を判断基準としている。炉心損傷前の格納容器ベントを実施する際は炉心の健全性を確認することとしている。炉心の健全性は，原子炉格納容器内放
射線量率が格納容器ベント許可領域にあること及び原子炉注水機能が健全であることにより確認する。

※2

原子炉格納容器圧力計により計測できない場合は原子炉格納容器温度計により飽和温度／
圧力の関係を利用して推定することができる。重大事故等時に監視可能な原子炉格納容器温度計を「上部ドライウェル」「下部ドライウェル」「サプレッション・チェンバ（空間部）」の 3 箇所に設置している。なお、上記 3 エリアには他にも約 50 個の温度計があり，測定可能であれば監視することができる。

※3

設計基準事故対象施設である原子炉建屋エリア放射線モニタ及び設計基準事故対処設備である燃料取替エリア排気放射線モニタ，原子炉区域換気空調系排気放射線モニタ等でも原子炉格納容器からの漏えいを認知することが可能である。

原子炉建屋オペレーティングフロア上部の水素ガス濃度が「2.2vol％」に到達した場合，原子炉建屋の水素爆発防止を目的とした格納容器ベントを実施することにより原子炉格納容器からの漏えいの影響を抑制する。
なお，原子炉格納容器からの異常な漏えいによる原子炉建屋の水素爆発防止を目的とした格納容器ベント実施について，事故時運転操作手順へ記載す-135-る方針である。操作概要について第 4.1.1－1 図に示す。
格納容器ベント操作は，サプレッション・チェンバ・プール水位若しくは原子炉格納容器圧力による格納容器ベント判断，又は原子炉格納容器からの漏えいによる原子炉建屋の水素爆発防止を目的とした格納容器ベント判断により実施する方針であり，放射性物質は可能な限り原子炉格納容器内に閉じ込めることを基本とする。代替設備による除熱，故障設備の復旧に努めるが，格納容器限界圧力に到達する可能性のある場合は，原子炉格納容器の破損により公衆への影響が過大にならないことを目的として格納容器ベントにより放射性物質を放出する。格納容器ベントは最終ヒートシンクへの熱移動として使用するため，格納容器除熱機能等が回復されるまで継続するべきであり，格納容器圧力制御のために格納容器ベントを停止／再開する操作は実施しない。
また，希ガスについては，格納容器圧力逃がし装置等で除去できないことから，原子炉格納容器内にできるだけ長くとどめ，放射能量を可能な限り時間減衰させることが，環境中への希ガスの放出量を低減させるための有効な対策である。
そのため，原子炉格納容器圧力の上昇を抑制し，格納容器ベントの実施に至るまでの時間をできるだけ延ばすために，格納容器スプレイの実施や水源への補給の対策を講じている。有効性評価で想定している格納容器スプレイが実施できない場合においても，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）による格納
容器スプレイや，異なる残留熱除去系のラインを利用した格納容器スプレイ，
原子炉への注水継続により破断口からの流出による冷却，原子炉格納容器頂部注水による冷却等を試みる。
格納容器圧力逃がし装置は原子炉格納容器の過圧破損防止，水素爆発防止を目的とした設備であり，原子炉格納容器の過温破損防止としては格納容器
スプレイを実施することとしている。
なお，炉心損傷前のベントは原子炉格納容器圧力，温度の上昇を抑制し原
子炉格納容器の冷却を行うとともに，原子炉への注水機能を維持させることを目的に実施する。

-136-

事故発生

原子炉への注水流量不足により炉心損傷に至ることを以下の計器により確認する。
・格納容器内雰囲気放射線モニタ

炉心損傷確認
炉心損傷後にジルコニウム－水反応による水素ガス発生を以下の計器により確認する。
格納容器内水素濃度上昇確認

原子炉建屋への漏えい確認

格納容器圧力上昇に伴い原子炉建屋への漏えいを
以下の計器により確認する。
・原子炉建屋水素濃度（原子炉建屋オペレーティングフロア上部の水素濃度及び原子炉建屋オペレーティングフロア上部以外のエリアの水素濃度）
・PAR出入口温度（静的触媒式水素再結合器動作監視装置）
・原子炉建屋内各種放射線モニタ

原子炉建屋オペレーティングフロア上部水素濃度「【2.2％以上】」（原子炉建屋オペレーティングフロア
上部の天井付近の水素濃度）

格納容器からの異常な漏えいによる格納容器ベント実施

第 4.1.1－1 図

格納容器の設計漏えい率を超えて水素濃度が上昇していることを、原子炉建屋オペレーティン
グフロア上部の水素濃度により確認し、格納容器からの異常な漏えいによる格納容器ベント判断を実施する。

原子炉格納容器からの異常な漏えいによる格納容器ベント操作概要

4.1.2

中央制御室及び現場での操作内容
格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器の破損防止が必要になった
場合，中央制御室操作又は現場操作により格納容器ベント操作を実施することができる。通常は，中央制御室からの遠隔操作により実施するが，それができない場合は現場操作により実施することができる。
格納容器ベント操作が必要な状況になった際に速やかに操作ができるように，事前から重要なパラメータ（原子炉格納容器圧力，原子炉格納容器温度，
サプレッション・チェンバ・プール水位，フィルタ装置水位，フィルタ装置
出入口圧力）を重大事故等時に使用可能な計器により監視し，その他必要な操作を実施する。
a. 格納容器ベント操作前準備
原子炉格納容器圧力が，格納容器ベント操作が必要になる圧力に到達する前に準備操作を完了させる必要があるため，原子炉格納容器圧力を継続-137-

監視し，その傾向から到達する時間を予測し準備操作を開始する。サプレッション・チェンバ・プール水位により格納容器ベント操作を実施する場
合も同様である。
なお，設備の故障等により，現場で操作する場合は，操作に必要な時間が記載されている手順書を使用し，格納容器ベント操作が必要になる圧力に到達する前に，格納容器ベント準備操作が終了するように対応している。
(a) 格納容器圧力逃がし装置使用前確認
格納容器圧力逃がし装置の使用前に，設備に異常のないことを確認する。確認する項目は以下のとおり。
・ 計測制御電源：電源が供給され，パラメータが監視可能であること。
・ 駆動電源：格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント時に使用する電動駆動弁，電動機の電源が供給されていること。
・ フィルタ装置水位：通常水位付近にあること。
・ フィルタ装置出入口圧力：封入した窒素圧力以上にあること。
なお，フィルタ装置の水質確認については，急激な水質変化が考えられないためフィルタ装置水位の確認により代用する。
(b) 格納容器ベントラインにつながる系統の隔離操作
格納容器ベントラインにつながる系統の隔離操作は，非常用ガス処
理系，換気空調系及び耐圧強化ベント系との隔離弁の閉操作又は閉確認を実施することである。本操作は，中央制御室からの遠隔操作を基本とする。制御電源・駆動源が喪失した場合，現場において閉状態の確認及び閉操作を実施する。また，フィルタベント大気放出ラインド
レン弁についても格納容器ベント前の系統構成として閉操作を実施する。
なお，非常用ガス処理系及び換気空調系とつながる系統の隔離操作については，空気駆動弁下流に通常時「閉」の弁を設置する計画である。この弁は，通常運転中に原子炉格納容器の圧力調整を実施する場
合，一時的に開ける必要があるが，その場合は開操作を実施する操作
員が近傍にいるため，異常時は速やかに閉めることが可能である。
(c) 格納容器ベントライン隔離弁の一部開操作
格納容器ベントライン隔離弁の一部開操作は，当直副長からの格納
容器ベント実施指示を受けて，一つの隔離弁を操作するだけで格納容器ベントが開始できるように，他の隔離弁を事前に開操作することである。
この操作は，炉心損傷前ベントと炉心損傷後ベントで操作する弁が異なる。
炉心損傷前ベントの場合は，一次隔離弁及びフィルタ装置入口弁を-138-

準備操作として開操作及び開確認し，二次隔離弁を最後に開操作する。
これは，格納容器ベント中に隔離する機能を維持するためである。
炉心損傷後ベントの場合は，二次隔離弁及びフィルタ装置入口弁を準備操作として開操作及び開確認し，一次隔離弁を最後に開操作する。
これは，原子炉格納容器バウンダリを最小にするためと一次隔離弁の開を維持するためである 。
炉心損傷前ベントでは，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）{T31-AO-F022}又は一次隔離弁（ドライウェル側）{T31-AO-F019}の全開操作及びフィルタ装置入口弁{T61-AO-F001}の全開確認を実施する。
炉心損傷後ベントの場合は，二次隔離弁{T31-MO-F070}又は二次隔離
弁バイパス弁{T31-MO-F072}の調整開操作 ※ 1 及びフィルタ装置入口弁{T61-AO-F001}の全開確認を実施する。また，水素バイパスライン止め
弁{T31-F600}を二次格納施設外からの遠隔手動弁操作設備により「全
開」する。
※1

二次隔離弁はベント流量調節弁になるため「調整開」とする。

本操作は中央制御室からの遠隔操作を基本とするが，設備の故障等により通常の操作ができない場合は，それぞれの操作弁について下記の操作手法がある。
一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側／ドライウェル側）{T31AO-F022/F019}の空気駆動源が喪失した場合は，ベント弁操作用空気供給電動駆動弁{6 号炉：T31-MO-F047/F045（7 号炉：T31-MO-F092/F082）}
を中央制御室からの遠隔操作又は現場での電動駆動弁手動操作により「全開」し，専用ボンベから圧縮空気を供給し，中央制御室から遠隔操作する。また，制御電源が喪失した場合は，電磁弁の排気側を加圧することにより当該弁を操作する，又は弁本体を二次格納施設外から遠隔手動弁操作設備により操作する。電磁弁の排気側を加圧する操作
は，排気ライン弁｛6 号炉:T31-F803/F802（7 号炉：T31－F779/F778）｝
を 「 全 閉 」， ベ ン ト 弁 操 作 用 空 気 供 給 電 動 駆 動 弁 {6 号 炉 ： T31-MOF047/F045（7 号炉：T31-MO-F092/F082）}を「全開」し，空気供給弁｛6号炉：T31-F062/F061（7 号炉：T31-F099/F098）｝を「全開」すること
により，専用ボンベから圧縮空気が電磁弁の排気ラインへ供給され当該弁を操作することができる。この操作は「約 15 分（実操作時間約 5分＋移動時間 10 分）」で実施可能であり，遠隔手動弁操作設備による人力操作の場合は「約 30 分（実操作時間約 20 分＋移動時間 10 分）」
で実施可能である。
二次隔離弁{T31-MO-F070}の駆動電源が喪失した場合は，駆動部に設置された遠隔手動弁操作設備により二次格納施設の外から操作する。

-139-

この操作は「約 15 分（実操作時間約 5 分＋移動時間 10 分）」で実施可能である。二次隔離弁が操作不能の場合は，二次隔離弁バイパス弁を中央制御室からの遠隔操作，又は遠隔手動弁操作設備により二次格納施設の外から操作する。遠隔手動弁操作設備による操作は「約 15 分
（実操作時間約 5 分＋移動時間 10 分）」で実施可能と考えられる。
炉心損傷前後ベント準備の隔離弁操作対象弁を第 4.1.2－1 表に記す。
設備の故障による操作方法を，第 4.1.2－2 表（6 号炉），第 4.1.2－
3 表（7 号炉）に整理する。
第 4.1.2－1 表
操作対象弁
炉心損傷前

操作場所

操作（駆動）方法

操作時間

中央制御室

操作スイッチ

約1分

一次隔離弁（空 気駆動 弁）

隔離弁操作対象一覧（ベント準備）

専用ボンベ

約 15 分
（実操作時間約 5 分＋移動時間 10 分）

二次格納施設外遠隔手動弁操作設備

約 30 分
（実操作時間約 20 分＋移動時間 10 分）

炉心損傷後

中央制御室

操作スイッチ

二次格納施設外遠隔手動弁操作設備

約1分

二次隔離弁
（電 動駆動 弁）

約 15 分
（実操作時間約 5 分＋移動時間 10 分）

二次隔離弁

中央制御室

操作スイッチ

二次格納施設外遠隔手動弁操作設備

バイパス弁

約1分
約 15 分
（実操作時間約 5 分＋移動時間 10 分）（電 動駆動 弁）(d) フィルタ装置ドレン移送ポンプ水張り
格納容器ベント中に想定されるフィルタ装置水位調整準備として，乾燥状態で保管されているドレン移送ポンプへ水張りを実施する。ドレン移送ポンプの水張りは，手動弁{T61-F502A/B}を「全開」，手動弁{T61-F501}を「開」し，フィルタ装置の水頭圧によりドレン移送ポン
プ水張りを実施する。
水張り完了の確認は，ドレン移送ポンプの空気抜き弁により確認する。この操作は，「約１時間」程度で操作可能であると考えている。
ドレン移送ポンプ水張り完了後は，手動弁{T61-F501,F502A/B,F209}-140-

これにより，フィルタ装置排水操作時又は格納容器ベント停止の目途が立ってから準備をすればよく，格納容器ベント前に準備する必要はない。
・ スクラバ水 pH 制御設備
フィルタ装置内のスクラバ水の水質は，フィルタ装置水位が維持されていれば変化することはない。スクラバ水 pH 制御設備が必要になるのは，フィルタ装置の排水によりスクラバ水の水質が変動する場合であり，排水操作に合わせて準備すればよく，格納容器ベント
前に準備する必要はない。
b． 格納容器ベント開始操作
格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント操作は，当直副長の指示を受けて，炉心損傷前の場合は二次隔離弁{T31-MO-F070}を中央制御室からの遠隔操作又は，二次格納施設外からの遠隔手動弁操作設備により「調整開」とし，格納容器ベントを実施する。格納容器ベント開始後に，
水素バイパスライン止め弁{T31-F600}を二次格納施設外からの遠隔手動弁操作設備により「全開」する。炉心損傷後の場合は一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側／ドライウェル側）{T31-AO-F022/F019}を二次格納施設外からの遠隔手動弁操作設備により「全開」とし，格納容器ベントを実施する。
なお，二次隔離弁が操作不能の場合は，電動駆動の二次隔離弁バイパ
ス弁{T31-MO-F072}を中央制御室からの遠隔操作又は，二次格納施設外からの遠隔手動弁操作設備により二次格納施設の外から操作する。
原子炉格納容器からの異常な漏えい発生時における格納容器ベントは，
サプレッション・チェンバ側からのベントを優先する。これは，公衆への影響が過大にならないことを目的としている。原子炉格納容器からの漏えい発生個所がドライウェル側であっても，サプレッション・チェン
バ側からのベントにより原子炉格納容器圧力を低下させることは可能であり，原子炉格納容器からの漏えいを抑制することが可能である。
格納容器ベント操作に必要な空気駆動弁及び電動駆動弁は，炉心損傷
前後において操作可能とする。
また，操作場所へのアクセスは複数のアクセスルートから選定することにより確保することができる。

-142-めに手動弁{T61-F211}を「全閉」とし，圧力計により加圧されたことを確認する。加圧確認後，手動弁{T61-F213}を「全閉」とし窒素ガスパージを終了する。
フィルタ装置水位が「1000mm（通常水位）」を下回り「500mm(下限水位)※6」に到達する前に，フィルタ装置補給水ラインからフィルタ装置へ水張りを実施する。
フィルタ装置の水張りは，フィルタ装置補給用接続口に可搬型代替注
水ポンプ(A-2 級)からの送水ホースを接続し，フィルタ装置補給水弁{T61-F102}を「全開」にして水張りを実施する。
フィルタ装置水位「1000mm（通常水位）～1500mm」で水張りを停止する。
（※6

下限水位は DF 性能確認試験の結果から得られた最低水位であるため，この水位を下回らないように水位調整を実施する必要がある。）

フィルタ装置の排水操作は，可搬設備を使用しないためアクセス性に影響はない。また，作業エリアの被ばく線量率が低下した後に作業を行う。
フィルタ装置薬液補給，フィルタ装置排水ライン窒素ガスパージ及びフィルタ装置の補給操作は，可搬設備を使用するためアクセスルートに支障がある場合は，重機等を使用してアクセスルートを確保する。また，作業エリアの線量率が低下した後に作業を行う。
ドレンタンク水位が水位高に到達した場合は，よう素フィルタの機能維持のために排水操作を実施する。ドレンタンクの排水は，ドレンタン
ク出口弁{T61-F521}を全開しフィルタ装置の排水操作と同様に行う。ドレンタンク水位が水位低まで低下後，排水操作を停止する。

-147-

d． 格納容器ベント停止操作
格納容器ベント実施中に，格納容器圧力逃がし装置以外の格納容器除熱機能及び格納容器可燃性ガス濃度制御機能が回復し，原子炉格納容器の破損防止のため使用した格納容器圧力逃がし装置を停止できると判断した場合に，格納容器ベントを停止する。
具体的には，残留熱除去系（代替循環冷却系を含む）による格納容器
除熱機能が使用可能な状態 ※7 になり，長期にわたり原子炉格納容器の除熱が可能 ※8 であること，格納容器内雰囲気放射線モニタが使用可能な状態になり，格納容器内酸素／水素濃度測定が可能であること，及び炉心損傷後においては可燃性ガス濃度制御系が使用可能な状態になり，原子炉格納容器内における水の放射線分解により発生する酸素ガス／水素ガ
スを可燃限界濃度に到達することなく制御が可能であることが確認された場合に，格納容器圧力逃がし装置以外の格納容器除熱機能の起動前若
しくは起動操作直後に格納容器圧力逃がし装置を停止することができる。
格納容器除熱機能が 1 系統のみ使用可能な場合は，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側／ドライウェル側）{T31-AO-F022/F019}を，中央制御室からの遠隔操作又は二次格納施設外からの遠隔手動弁操作設備
にて「全閉」する。以降，格納容器除熱機能が更に 1 系統使用可能となり，より安定的な状態になった場合には，二次隔離弁{T31-MO-F070}又は二次隔離弁バイパス弁{T31-MO-F072}を，中央制御室からの遠隔操作又は二次格納施設外からの遠隔手動弁操作設備にて「全閉」する。
※7 「格納容器除熱機能が使用可能」とは，残留熱除去系の場合は残留熱除去系ポンプを起動し系統流量が確保されること及び原子炉補機冷却系又は代替原子炉補機冷却系を用いて残留熱除去系熱交換器に冷却水が供給されていることにより判断する。代替循環
冷却系の場合は復水移送ポンプを起動し低圧代替注水系（常設）等により系統流量が確保されること及び原子炉補機冷却系又は代替原子炉補機冷却系を用いて代替循環冷却系で使用する残留熱除去系熱交換器に冷却水が供給されていることにより判断する。
※8 「長期にわたり原子炉格納容器の除熱が可能」とは，格納容器ベント停止後の崩壊熱が除去可能であることにより確認する。原子炉補機冷却系を用いた残留熱除去系による格納容器除熱は設計基準事故対処設備として使用する。代替原子炉補機冷却系で使用する熱交換器ユニットの設計熱交換量は約 23MW であり,これは約 24 時間後の崩壊熱に相当する熱量である。有効性評価シナリオ「崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）」では，代替原子炉補機冷却系を用いた残留熱除去系による事象発生 20 時間後からの格納容器除熱の効果を示している。また，「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格
納容器過圧・過温破損）代替循環冷却系を使用する場合」では，代替循環冷却系を用いた事象発生 22.5 時間後からの格納容器除熱の効果を示している。

なお，残留熱除去系による格納容器除熱により原子炉格納容器が負圧になることを防止するため過度な冷却を実施しないように操作するとと-150-

もに，不活性ガス系統等からの窒素ガス供給を実施する。
格納容器ベント停止操作時に設備の故障が発生した場合については，
一次隔離弁は「FC」であるため「全閉」すると考えられる。また，二次格納施設外から遠隔手動弁操作設備による操作により確実に「全閉」することができる。二次隔離弁は電動駆動弁であるため，駆動電源喪失時は二次格納施設外から遠隔手動弁操作設備による操作により「全閉」す
る。

-151-

4.2
4.2.1

格納容器圧力逃がし装置の操作性
原子炉建屋内（二次格納施設外）

4.2.1.1
ベント前の被ばく評価 ※ベント前に屋内（二次格納施設外）にて現場作業を行う際は，原子炉建屋内に浮遊する放射性物質からのガンマ線等による影響を受ける。
ベント前の屋内（二次格納施設外）における現場作業の被ばく線量を評価した結果，最大で約 2.4mSv となり作業可能である。
4.2.1.2
ベント後の被ばく評価 ※ベント後（ベント中を含む）に屋内（二次格納施設外）にて現場作業を行う
際は，二次格納施設内のベント配管内の放射性物質及び格納容器圧力逃がし装置を経由し大気中に放出される放射性物質からのガンマ線等による影響を受ける。
ベント後の屋内（二次格納施設外）における現場作業の被ばく線量を評価した結果，最大で約 21mSv となり作業可能である。
4.2.2

原子炉建屋外4.2.2.1
ベント前の被ばく評価 ※ベント前に屋外にて現場作業を行う際は，原子炉建屋から大気中へ放出され地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線等による影響を受ける。
ベント前の屋外における現場作業の被ばく線量を評価した結果，最大で約45mSv となり作業可能である。
4.2.2.2
ベント後の被ばく評価 ※ベント後（ベント中を含む）に屋外にて現場作業を行う際は，格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置及び配管並びによう素フィルタ内の放射性物質からのガンマ線等による影響を受ける。
ベント後の屋外における現場作業の被ばく線量を評価した結果，最大で約81mSv となり作業可能である。
※被ばく評価の詳細は，別紙 33 を参照
4.2.2.3
自然現象による操作性への影響
環境条件として設定する自然現象（降水，積雪，風（台風），低温（凍結））による，操作性への影響は以下のとおり。

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