INSS JOURNAL Vol . 24 2017 NT 11167

平成 28 年度福井県原子力防災訓練のプラント事象進展シナリオ解析
Plant Incident Progress Scenario Analysis for the FY2016
Nuclear Emergency Exercise of Fukui Prefecture
川崎郁夫（Ikuo Kawasaki）＊1

山本泰功（Yasunori Yamamoto）＊2

中村晶（Akira Nakamura）＊1

高橋俊佑（Shunsuke Takahashi）＊3

竪田泰浩（Yasuhiro Tateda）＊3

要約
平成 28 年度に実施された福井県原子力防災訓練のシビアアクシデント事象進展シナリオ
解析および放射性物質放出を想定したシナリオ解析を実施し，災害事象進展ならびに災害事象の影響を緩和するための措置（アクシデントマネジメント策）を講じた場合のプラント応答および放出放射能量について評価を実施した．その結果，（1）事象発生からの時間は，原災法第 10 条通報事象まで 45 分，原災法第 15 条該当事象まで１時間 40 分，炉心損傷および格納容器から環境への放射性物質の異常漏えい開始まで８時間 15 分であった．（2）炉心損傷後，選定したアクシデントマネジメント策（格納容器スプレイおよび格納容器自然対流冷却）を実施することにより，事象が収束することを確認した．
（3）放出放射能量は，施設の安全評価における重大事故時の放出放射能量と比較して，希ガスは１桁程度，ヨウ素は２〜３桁程度多い放出量となることを確認した．
キーワード

原子力防災訓練，PWR，アクシデントマネジメント，原子力災害対策特別措置法

Abstract
A scenario analysis that assumed a severe accident phenomena progression
scenario and radionuclide release was carried out for the FY2016 nuclear emergency exercise
organized by the Fukui Prefecture government. The scenario analysis was used: to evaluate
nuclear power plant responses when measures, included in an accident management（AM）plan,were taken to relax the disaster phenomenon progression; and to evaluate the inﬂuence of thedisaster phenomena. The following points were seen.（1）It was 45 minutes from the start of theevent as deﬁned by Article 10 of the Nuclear Disaster Act, 1 hour 40 minutes from the startof the event to the time of a declaration of a nuclear emergency situation under the provisionsof Article 15 of the Act on Special Measures Concerning Nuclear Emergency Preparedness,and 8 hours 15 minutes until the core damage and abnormal leakage of radiological materials
started from the containment vessel to the environment.（2）After the core damage, phenomena
convergence was conﬁrmed by enforcing the chosen AM plan（containment vessel spray andcontainment natural convection cooling）. In addition, it was shown that no hydrogen explosion
occurred.（3）It was conﬁrmed that the released radioactivity amount was about one order ofmagnitude for rare gases and about 2 to 3 orders of magnitude for iodine, compared with thereleased radioactivity at the time of a serious accident in the facility safety assessment.
Keywords

nuclear emergency exercise，PWR，accident management，Act on Special Measures Concerning
Nuclear Emergency Preparedness

1. 緒言

る有害な影響から人と環境を守ることにあり，その目的は５層からなる深層防護の考え方により達成さ

原子力安全の基本的な目的は，放射性物質に起因する危険性を顕在化させない，すなわち放射線によれる（1）．その第５層にあたる災害対応については訓練が実施されなければならないとされる．

＊ 1 （株）原子力安全システム研究所 技術システム研究所＊ 2 元（株）原子力安全システム研究所技術システム研究所（現北海道大学）＊ 3 関西電力（株）

INSS JOURNAL Vol . 24 2017 NT 11168

福井県では，原子力災害の発生および拡大を防止関係府市町，防災関係機関および地域住民が一体とし，災害の復旧を図るための必要な対策について，なって，緊急時における通信連絡体制の確立，緊急防災関係機関がその有する全機能を有効に発揮して時医療活動等の災害対策の習熟，防災関係機関相必要な体制を確立するとともに，防災に関してとる

互の協力体制の強化を図るとともに，UPZ（30km）べき措置を定め，総合的かつ計画的な防災事務また圏内の住民の原子力防災に対する理解の促進を図る

は業務の遂行により，住民の生命，身体および財産ことを目的として行われた．今回は２日間かけて，を原子力災害から保護することを目的として，災害

１日目は高浜地域における内閣府・３府県及び関西（2）対策基本法 及び原子力災害対策特別措置法（以下，（3）

原災法という） に基づき福井県地域防災計画（原（4）広域連合との合同原子力防災訓練，２日目は大飯地域における原子力防災訓練を実施することにより，

子力災害対策編） を策定しており , この中で訓練両地域の PAZ 圏および UPZ 圏全ての市町（高浜町，を実施する旨，計画されている．

おおい町，小浜市，若狭町，美浜町）において広域原災法第６条の２第１項において定められた原子（5）力災害対策指針

では，原子力事業者，指定行政機関の長及び指定地方行政機関の長，地方公共団体，避難を実施し，従来の県内避難訓練だけでなく初めて県外（兵庫県宝塚市，三田市，丹波市）への避難訓練を実施した．

指定公共機関及び指定地方公共機関その他の者が原

高浜発電所の訓練は，平成 28 年８月 27 日に若狭

子力災害対策を円滑に実施し，住民の視点に立った湾沖で地震が発生し，関西電力㈱高浜発電所３号機防災計画を策定するよう定められている．また，訓において，全交流電源喪失および原子炉冷却機能の練に当たっては，防災活動の各要素の熟練度を高め喪失により炉心損傷に至り，故障により格納容器かていくこと，予防的防護措置を準備する区域（PAZ）

ら放射性物質が放出されるとの想定で行われた．

及び緊急時防護措置を準備する区域（UPZ）内の住

今回想定した事象進展シナリオでは，いくつもの民等も含めた関係者間の連携を確認するための総合機器故障や何段階もの安全装置の故障ならびに回避的な防災訓練を行うことが必要であり，複合災害や手順の失敗を想定している . 仮にこの事象が発生しシビアアクシデント事象等の訓練想定を作成して，たとしても，実際のプラントでは何段階もの安全装可能な限り実地に近い形の防災訓練を行うととも置や回避手順が用意されており，大量の放射性物質に，様々な事故を考慮した多面的な訓練を計画するが環境に放出される事象になる可能性は低い．

ことが重要であると定められている．さらに，訓練具体的な防災訓練シナリオを作成するにあたっの実施後には，その結果を評価して必要な改善を行て，プラント事象進展シナリオは，関西電力㈱にう等，防災体制の更なる改善を図ることが必要であ

よって行われる災害事象の影響を緩和するための措ると定められている．

置（以下，アクシデントマネジメント策，AM 策と原子力事業者においては，原災法第７条第１項のいう）を考慮し，事象収束へのプロセスを示すとと規定に基づき，原子力施設ごとに原子力事業者防災

もに事象進展中における環境への放出放射能量を求（6）

業務計画を作成し，その第２章第７節では，原めるうえで重要である．

子力事業者の原子力防災訓練の実施を規定し，国ま㈱原子力安全システム研究所では，関西電力㈱よたは地方公共団体が主催する訓練においても訓練計り提示された訓練シナリオに基づいて，訓練シナリ画策定に協力するとともに，訓練内容に応じて要員オの解析を実施しプラント事象進展評価を行うととの派遣，資機材の貸与等も含め訓練実施に参画するもに各種防災システム用のデータ作成を行っていとしている．

る．

こうした背景のもと，福井県では，国，地方自治

本報では，関西電力㈱高浜発電所３号機を対象と体，原子力事業者ならびに地域住民が一体となってして実施された事象進展シナリオの結果から，プラ毎年原子力防災訓練が実施されている．

ント事象進展の評価，AM 策を講じた場合のプラン

原子力防災訓練の実施計画策定においては，県は関係市町，原子力事業者その他防災関係機関と連携して，具体的な防災訓練シナリオを作成するものとされている．
平成 28 年度福井県原子力防災訓練は，国，県，ト応答評価および放出放射能量評価について報告する．

INSS JOURNAL Vol . 24 2017 NT 11

2. 事象進展シナリオの作成

169

定格熱出力一定運転中
地震発生

原子炉自動停止

外部電源喪失A-非常用DG起動成功B-非常用DG起動失敗
A-M/DAFWP自動起動
T/DAFWP自動起動

関西電力㈱より提示された事象進展シナリオの条
件は，福島第一原子力発電所事故を考慮して，起因事象は地震による外部電源喪失，その後全交流電源喪失に至るものとした．また，実践的な訓練を実施するため，工学的安全設備の多重故障として，充てん / 高圧注入ポンプ，余熱除去ポンプ，格納容器ス

1系統のみの電源供給
状態が15分継続

警戒事象

AL25

全交流電源喪失

A-非常用DG故障により停止
ECCS注入不可
A-M/DAFWP停止

原子炉冷却材漏洩

RCSシール部より漏洩発生
原災法第10条通報該当事象
SE21

２次系強制冷却

主蒸気逃がし弁全開

蓄圧注入

蓄圧タンク出口弁全開
蓄圧注入終了後出口弁閉止

炉心への注水機能喪失

恒設代替低圧注水P起動失敗
B-CH/SIP起動失敗
原災法第15条通報該当事象
GE21

SGへの給水機能喪失

T/DAFWP故障により停止

炉心露出・炉心損傷・放射性物質放出開始

GE28,GE01

CVスプレイ開始

可搬式代替低圧注水P起動
放射性物質放出停止

CVスプレイ中断

可搬式代替低圧注水P停止

炉心損傷および放射性物質漏えいに至る．その後，

CVスプレイ再開

可搬式代替低圧注水P再起動

可搬式代替低圧注水ポンプによる格納容器スプレイ

CVスプレイ停止

可搬式代替低圧注水P停止

プレイポンプ，恒設代替低圧注水ポンプ，タービン動補助給水ポンプ等の故障を仮定し，炉心損傷および放射性物質漏えいに至るという事象を想定した．
これらの条件を基にシビアアクシデント解析コード
MAAP4（7）を用いて解析を実施した．
図１に訓練想定の概要を示す．訓練は，地震により原子炉自動停止および外部電源喪失が発生し，非常用ディーゼル発電機が１台起動するが，もう１台は起動に失敗し，１系統のみの電源供給状態が 15分継続したことにより警戒事象（AL25）となった．
その後運転中の非常用ディーゼル発電機が故障により停止し，全交流電源喪失となり，RCP シール部より原子炉冷却材漏洩が発生したことにより，原災法第 10 条事象（SE21）となった．全交流電源喪失
により，ECCS 注入不可となり，恒設代替低圧注水ポンプ起動失敗，充てん / 高圧注入ポンプ自己冷却による炉心注入失敗により，炉心への注水手段が回復しないため，原災法第 15 条事象（GE21）となり，実施，格納容器再循環ユニットによる格納容器自然対流冷却実施により事象が収束するという想定であCV自然対流冷却る．赤字は起因事象，青字は失敗（故障）を想定した設備である．

3. 事象進展シナリオの解析結果
MAAP4 コードを用いて事象進展シナリオ解析を実施した結果，主要事象の発生時刻は表１の通りであり，以下詳細を説明する．
訓練は，事象収束までの約 40 時間のうち，主要ポイントを抜き出して約５時間に短縮して実施された．

3.1 事象発生〜炉心損傷

略語

DG
RCP
M/DAFWP
T/DAFWP
CH/SIP
CSP
SGCV
ECCS
原災法ALSEGE

図１

CV再循環ユニットに冷却水通水開始
ダクト開放機構作動
事象収束
ディーゼル発電機
１次冷却材ポンプ
電動補助給水ポンプ
タービン動補助給水ポンプ
充てん/高圧注入ポンプ
格納容器スプレイポンプ
蒸気発生器
格納容器
非常用炉心冷却装置
原子力災害対策特別措置法
警戒事象
特定事象
緊急事態事象訓練想定の概要

発電所３号機は定格熱出力一定運転中のところ，若狭湾沖にて地震が発生し，原子炉が自動停止する

今回の訓練における想定では，関西電力㈱高浜とともに外部電源喪失が発生した．この時，A 非INSS JOURNAL Vol . 24 2017 NT 11

170

表１

主要事象の発生時刻

経過時間
事象発生前

０分

主要事象

常用ディーゼル発電機は起動成功したが，B 非常用ディーゼル発電機は起動失敗した．また，A 電動補定格熱出力一定運転中助給水ポンプ，タービン動補助給水ポンプが起動し地震発生
原子炉自動停止
外部電源喪失A 非常用 DG 自動起動
B 非常用 DG 自動起動失敗
A-M/DAFWP 自動起動
T/DAFWP 自動起動

た．１系統のみの電源供給状態が 15 分継続したこ

15 分

１系統のみの電源供給状態 15 分継続（AL25）

45 分A 非常用 DG 故障により停止（全交流電源喪失）
RCP シール部より漏洩発生（SE21）
原災法第 10 条通報該当事象
ECCS 注入不可
A-M/DAFWP 停止

１時間 15 分 ２次系強制冷却開始とにより警戒事象（AL25）となった．
事象発生から 45 分後，A 非常用ディーゼル発電機が故障により停止し，全交流電源喪失となり，RCP シール部より原子炉冷却材漏洩（109m3/h/ 台）が発生した．これにより原災法第 10 条通報該当事
象（SE21）となった．なお，原子炉冷却材漏洩発
生により，加圧器圧力低と加圧器水位低による安全注入（SI）信号が発信したが，全交流電源喪失により低圧注入ポンプ及び高圧注入ポンプが起動せず，ECCS 注入不可となった．また，A 非常用ディーゼ
ル発電機停止により A 電動補助給水ポンプが停止した．

１時間 22 分 蓄圧注入開始

事象発生から１時間 15 分後，２次系強制冷却に

１時間 26 分 蓄圧注入終了

より蓄圧注入を開始した．蓄圧注入完了後，出口弁恒設代替低圧注水 P 起動失敗
１時間 40 分 B-CH/SIP 起動失敗（GE21）
原災法第 15 条該当事象を閉止した．恒設代替低圧注水ポンプ起動失敗，B-

１時間 55 分

T/DAFWP 故障により停止（SG 給水機能喪失）

充てん／高圧注入ポンプ自己冷却による炉心注水失敗により炉心への注水手段が回復しないため，原災法第15条該当事象（GE21）となった．１時間55分後，

７時間 24 分 炉心露出

タービン動補助給水ポンプが故障により停止し，蒸７時間 36 分 炉心出口温度 350℃超過

気発生器給水機能が喪失した．

８時間 06 分 被覆管破損

その後，炉心冷却機能が回復しないため７時間

炉心損傷（格納容器エリアモニタ（高レ
８時間 15 分 ンジ）が 1 × 105mSv/h を超過）
（GE28）
放射性物質放出開始（GE01）

24分後に炉心露出，８時間６分後に燃料被覆管破損，可搬式代替低圧注水ポンプによる CV ス
９時間 45 分
プレイ開始

知（GE28）した．また，炉心損傷検知直後に 0.16％

９時間 47 分 下部ヘッドへの溶融物移動開始
10 時間 36 分 原子炉容器破損
13 時間 36 分

CV スプレイ停止（トラブルにより１時間中断）

８時間 15 分後に格納容器内高レンジエリアモニタの指示値が 1 × 105mSv/h を超過し，炉心損傷を検／日相当の放射性物質が漏洩（GE01）した．
プラント主要パラメータである炉心温度の経時変

14 時間 36 分 CV スプレイ再開

CV スプレイ停止
20 時間 35 分
CV 自然対流冷却開始



23 時間 43 分 CV 再循環ユニットダクト開放機構作動─

事象収束 ஦㇟Ⓨ⏕㹼⅔ᚰᦆയ

略語

DG
RCP
T/DAFWP
CH/SIP
CSP
SG
原災法
SE
GE

：ディーゼル発電機：1 次冷却材ポンプ：タービン動補助給水ポンプ：充てん / 高圧注入ポンプ：格納容器スプレイポンプ：蒸気発生器：原子力災害対策特別措置法：特定事象：緊急事態事象ୗ㒊࣊ࢵࢻ࡬ࡢ⁐⼥≀⛣ື㛤ጞ

ཎᏊ⅔ࢺࣜࢵࣉእ㒊㟁※႙ኻ⅔ᚰᦆയᨺᑕᛶ≀㉁ࡢ
ᨺฟ㛤ጞ'* ྎ㉳ື ḟ⣔ᙉไ෭༷㛤ጞཎᏊ⅔ᐜჾ◚ᦆ6* ᗈᇦỈ఩ 図２

炉心温度の経時変化

INSS JOURNAL Vol . 24 2017 NT 11化を図２に，１次系圧力の経時変化を図３に，蒸気171

プラント主要パラメータである炉心温度の経時変化を図５に，１次系圧力の経時変化を図６に，格納発生器広域水位の経時変化を図４に示す．

容器圧力の経時変化を図７に，格納容器雰囲気温度

の経時変化を図８に，格納容器水素濃度（ドライ換ཎᏊ⅔ࢺࣜࢵࣉ

እ㒊㟁※႙ኻ

'* ྎ㉳ື඲஺ὶ㟁※႙ኻ算）の経時変化を図９に示す．
⅔ᚰฟཱྀ ᗘΥ㉸㐣ࢩ࣮ࣝ /2&$ Ⓨ⏕ ḟ⣔ᙉไ෭༷㛤ጞ

ཎᏊ⅔ᐜჾ◚ᦆ

⅔ᚰᦆയ
ᨺᑕᛶ≀
㉁ࡢᨺฟ
㛤ጞ
ୗ㒊࣊ࢵࢻ࡬ࡢ
⁐⼥≀⛣ື㛤ጞୗ㒊࣊ࢵࢻ࡬ࡢ

⁐⼥≀⛣ື㛤ጞ

ཎᏊ⅔ᐜჾ◚ᦆ

図３

１次系圧力の経時変化ཎᏊ⅔ࢺࣜࢵࣉࠊእ㒊㟁※႙ኻ
'* ྎ㉳ືࠊ0'$):3 ㉳ືࠊ7'$):3 ㉳ື

図５

炉心温度の経時変化7'$):3 ೵Ṇ㸦ᨾ㞀㸧඲஺ὶ㟁※႙ኻ
0'$):3 ೵Ṇ

⅔ᚰฟཱྀ ᗘΥ㉸㐣⵨ẼⓎ⏕ჾᗈᇦỈ఩ ୗ㒊࣊ࢵࢻ࡬ࡢ
⁐⼥≀⛣ື㛤ጞ
図４

蒸気発生器広域水位の経時変化

ཎᏊ⅔ᐜჾ◚ᦆ

3.2 炉心損傷〜事象収束
図６

１次系圧力の経時変化

事象発生から９時間
45 分（炉心損傷から 1.5 時間）
⅔ᚰᦆയ㹼஦㇟཰᮰
後，運転員による可搬式代替低圧注水ポンプによる格納容器スプレイを開始したことにより，放射性物&9 ࢫࣉࣞ࢖෌㛤

質の漏洩が停止した．その後，CV スプレイがトラブルにより１時間（13 時間 36 分〜 14 時間 36 分）中&9断した．

ࢫࣉࣞ࢖㛤ጞ

事象発生から 20 時間 35 分後，格納容器再循環サ&9 ࢫࣉࣞ࢖೵Ṇ&9 ⮬↛ᑐὶ෭༷㛤ጞ&9 ࢫࣉࣞ࢖೵Ṇ

ンプ水位が 77％に達すると可搬式代替低圧注水ポཎᏊ⅔ᐜჾ◚ᦆンプによる格納容器スプレイを停止し，大容量ポンプから格納容器再循環ユニットへの冷却水通水によ&9 ෌ᚠ⎔ࣘࢽࢵࢺࢲࢡࢺ㛤ᨺᶵᵓసື

ୗ㒊࣊ࢵࢻ࡬ࡢ⁐⼥≀⛣ື㛤ጞ

る格納容器自然対流冷却を開始した．その後格納容

器再循環ユニットダクト開放機構が作動し，格納容器内圧力，格納容器内雰囲気温度の上昇が抑制され，その後低下傾向を示したため事象は収束した．

図７

格納容器圧力の経時変化

INSS JOURNAL Vol . 24 2017 NT 11172&9 ෌ᚠ⎔ࣘࢽࢵࢺࢲࢡࢺ㛤ᨺᶵᵓసື&9 ࢫࣉࣞ࢖෌㛤&9ࢫࣉࣞ&9 ࢫࣉࣞ࢖೵Ṇ&9 ⮬↛ᑐὶ෭༷㛤ጞ࢖㛤ጞ

&9 ࢫࣉࣞ࢖೵Ṇ

ཎᏊ⅔ᐜჾ◚ᦆୗ㒊࣊ࢵࢻ࡬ࡢ⁐⼥≀⛣ື㛤ጞ

図８

格納容器雰囲気温度の経時変化

ཎᏊ⅔ᐜჾ◚ᦆ
図 10 AM 策に用いられる設備の模式図（代表的な PWR プラントの例）【格納容器スプレイ】
ୗ㒊࣊ࢵࢻ࡬ࡢ

格納容器スプレイは，格納容器スプレイ系に接続⁐⼥≀⛣ື㛤ጞ

した可搬式代替低圧注水ポンプにより格納容器上部からスプレイを実施するものである．
この AM 策で期待される正の効果は，原子炉容⅔ᚰᦆയ

器および原子炉容器外へ漏れ出した燃料デブリの冷却，格納容器圧力および温度上昇の抑制である．
一方，懸念される負の効果は，格納容器内の水蒸

図９

格納容器水素濃度（ドライ換算）の経時変化

気を凝縮させることによって，水 - ジルコニウム反応や溶融炉心 - コンクリート反応（MCCI 反応）な3.3 選定した AM 策の妥当性評価

どによって発生した水素の濃度が相対的に上昇する．高濃度で水素が着火した場合には爆燃，爆轟に今回の訓練シナリオでは，給水が復旧せずに炉心より格納容器に大きな圧力負荷を与える可能性があ損傷に至る想定であり，１次系圧力，炉心温度，格る．また，注水に伴い重要な設備・機器・計器類が納容器圧力，格納容器雰囲気温度が上昇する．

水没する可能性がある．

このとき，１次冷却系保有水を確保し，格納容器MAAP4 コードによる解析結果から，炉心損傷か圧力を低下させるには，１次冷却系統へ注水して，ら 1.5 時間後（事象発生から９時間 45 分後）に可搬

炉心溶融進展を抑制し，格納容器内の水蒸気を凝縮式代替低圧注水ポンプを起動して，格納容器上部かする必要がある．

ら 140m3/h でスプレイを実施するため，格納容器圧工学的安全設備の多重故障を想定し，非常用炉心力は85.1kPa-gage まで上昇した後，徐々に低下する．

冷却装置および格納容器スプレイの使用不能を想定

その後，下部ヘッドへの溶融物移動開始，原子炉容したため，ここで用いられた AM 策は，可搬式代替器破損により，一時的に格納容器圧力は上昇するが，低圧注水ポンプ起動による格納容器スプレイおよびすぐに格納容器内の圧力が均一化されて低下する．

格納容器再循環ユニットを用いた格納容器自然対流

格納容器再循環サンプが規定水量（77%）に達する冷却である．と，可搬式低圧代替注水ポンプは停止し，重要な設図 10 に AM 策に用いられる設備の模式図を示す．

備・機器・計器類の水没は回避されるものの，格納図中の赤字で示した設備が可搬式代替低圧注水ポン容器圧力は徐々に上昇する．そのため，この後に述プ，青字で示した設備が格納容器再循環ユニットでべる格納容器自然対流冷却を実施する必要がある．

ある．

格納容器内水素濃度については，炉心損傷時に大INSS JOURNAL Vol . 24 2017 NT 11173 ᨺᑕᛶ≀㉁ᨺฟ㔞ホ౯⤖ᯝ
量に発生し，格納容器スプレイ実施後約 4.8%（ド放射性物質の放出を停止するとしている．

ライ換算）まで上昇するが，爆轟限界 13%（ドライ訓練シナリオの解析結果からは，主要事象の発生換算）に対して十分低い．イグナイタ，静的触媒式

時刻やプラント過渡応答の他に，炉内に存在する放水素再結合装置（PAR）による水素濃度制御によ

射性物質の質量を１で規格化した１次系内，格納容

り水素濃度は徐々に低下していくことから，懸念さ器内ならびに周辺環境へ移行した放射性物質の質量れる爆轟は起こらない．

割合を得ることができる．すなわち，放射性崩壊を考慮した炉内に存在する放射性物質の質量（以下，【格納容器自然対流冷却】格納容器自然対流冷却は，格納容器再循環ユニッ

炉内蓄積放射能量という）を定めれば，周辺環境へ移行した放射能量を求めることができる．

トに原子炉補機冷却水または海水を通水することに

ここでは，炉心平均燃焼度 30GWd/t（定期検査より，格納容器再循環ユニット内に冷気が形成され，後約 12 ヶ月運転されたプラント状態（1/4MOX 炉ダクト開放機構を通って冷気が放出されることによ心）を想定）における希ガス 15 核種，ヨウ素 10 核種，り格納容器内の除熱を行うものである．

セシウム２核種の炉内蓄積放射能量を SADOSE シ

格納容器再循環ユニットによる格納容器除熱の確
立は，燃料デブリの崩壊熱により飽和蒸気が発生しステム（8）〜（11）により求め，周辺環境への放出放射能カ量評価を行った．ていることが前提（燃料デブリの崩壊熱を飽和蒸気

放射性物質の放出率を図 11 に，放射性物質放出に伝達→飽和蒸気の熱を原子炉補機冷却水または海量を図 12 に示す．また，高浜発電所３号機設置許水に伝達→凝縮水の還流のサイクルにより格納容器可申請書記載の重大事故による放出放射能量（11）と除熱が確立）であるため，格納容器再循環ユニットの比較結果を表２に示す．
放出放射能量評価の結果，希ガスは 0.5MeV 等価による格納容器除熱を確立させるためには，格納容器スプレイ等により格納容器内に水を持込んでおく必要がある．
この AM 策で期待される正の効果は，格納容器圧力，温度上昇の抑制である．

ᨺᑕᛶ≀㉁ࡢ
ᨺฟ೵Ṇ

一方，懸念される負の効果は，格納容器スプレイ

と同様に水素の濃度が相対的に上昇することである．ただし，自然対流冷却は，格納容器スプレイに比べて緩やかな減圧であるため，格納容器スプレイ

よりも水素濃度の上昇速度は小さい．

MAAP4 コードによる解析結果から，可搬式代替



低圧注水ポンプ停止後，格納容器自然対流冷却を開 ⤖ᨺᑕᛶ≀㉁ࡢ
ᨺฟ㛤ጞ

図 11始する．ダクト開放機構が作動した後は格納容器圧

放射性物質放出率

力，温度の上昇は緩やかになり，格納容器圧力は事象発生から 48 時間 42 分後の 199.1kPa-gage，格納容器温度は事象発生から 65 時間 45 分後の 124.5℃をピークに，その後は徐々に低下していく．
水素濃度については，この時点では水素の発生が抑制されており，徐々に低下していくため，懸念される爆轟は起こらない．

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4. 放射性物質放出量評価結果
今回の訓練シナリオでは，炉心損傷直後に格納容ᨺᑕᛶ≀㉁ࡢ
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器外へ放射性物質が放出され，その後可搬式代替低圧注水ポンプによる格納容器スプレイ開始により，

図 12

放射性物質放出量INSS JOURNAL Vol . 24 2017 NT 11174

表２重大事故高浜発電所３号機 設置許可申請書記載値との比較結果

事故の想定

希ガス放出量［Bq］

ヨウ素放出量［Bq］

LOCA

4.4E+13

2.5E+11

制御棒飛び出し1.0E+138.6E+10

1.16E+14

3.70E+13

訓練シナリオ

LOCA：冷却材喪失事故（1999）．
（2） 内 閣 府 ホ ー ム ペ ー ジ，“ 災 害 対 策 基 本 法 ”，
http://law.e-gov.go.jp/htmldata/S36/
S36HO223.html，（2016）．
（3） 内閣府ホームページ，“ 原子力災害対策特別措置法 ”，http://law.e-gov.go.jp/htmldata/H11/
H11HO156.html，（2014）．
（4） 福井県防災会議，“ 福井県原子力防災計画（福14値で 1.16 × 10 ［Bq］
，ヨウ素は I-131 等価値で 3.70
13× 10 ［Bq］となった．今回の解析ではアニュラス井県地域防災計画・原子力災害対策編）”，（2017）．

空気再循環設備を経由せず，格納容器からの直接放（5） 原子力規制委員会，“ 原子力災害対策指針（平出を想定しているため，施設の安全評価における重成 29 年３月 22 日全部改正）”，（2017）．

（12）

大事故時の放出放射能量と比較して，希ガスは１桁程度，ヨウ素は２〜３桁程度多い放出量となることを確認した．

（6） 関西電力㈱，“ 高浜発電所

原子力事業者防災業務計画 ”，（2017）．
（7） Electric Power Research Institute（EPRI）．
“Modular Accident Analysis Program，

5. 結言

MAAP User's Manual”，（1994）．
（8） 吉田至孝，入江隆，郡山民男，工藤清一，西平成 28 年８月 27 日に実施された関西電力㈱高浜

村和哉，“ シビアアクシデント時の発電所内発電所３号機を対象とした訓練シナリオ（放射性物被ばく線量評価手法の検討 ”，INSS Journal，質放出を含む）解析の結果から，災害事象進展ならVol.8，P.174（2001）．

びに AM 策を講じた場合のプラント応答について（9） 吉田至孝，入江隆，郡山民男，工藤清一，西評価を実施した．その結果，以下に示す知見が得ら

村和哉，“ シビアアクシデント時原子力発電れた．

所内被ばく線量評価手法の検討 ”，日本原子（1）事象発生からの時間は，原災法第 10 条通報

力学会和文論文誌，Vol.1，pp.85‑95（2002）．

事象まで 45 分，原災法第 15 条該当事象まで（10） 恩田隆司，吉田至孝，工藤清一，西村和哉，“ シ

１時間 40 分，炉心損傷および格納容器からビアアクシデント時原子力発電所内線量評価

環境への放射性物質の異常漏えい開始まで８システムの改良 ”，INSS Journal，Vol.10，p.241

時間 15 分であった．

（2003）．

（2）炉心損傷後，選定した AM 策である格納容器（11） 川崎郁夫，吉田至孝，“ シビアアクシデント時スプレイおよび格納容器自然対流冷却を実施

発電所内被ばく線量評価技術の開発と適用〜することにより，炉心温度の上昇が抑制され，アクシデントマネジメントガイドライン知識１次系圧力が低下，また格納容器の圧力と温ベースの整備〜 ” ，INSS Journal，Vol.20，p.236

度の上昇も抑制され，その後低下傾向となり（2013）．

事象が収束することを確認した．また，水素爆轟が起こらないことを示した．
（3）放出放射能量は，施設の安全評価における重大事故時の放出放射能量と比較して，希ガスは１桁程度，ヨウ素は２〜３桁程度多い放出量となることを確認した．

文献（1） IAEA,“Basic Safety Principles Nuclear
Power Plants 75-INSAG-3 Rev.1”, INSAG-12,（12） 関西電力㈱，“ 高浜発電所原子炉設置許可申請 書 添 付 書 類 十 ”，https://www.nsr.go.jp/
data/000101392.pdf，（2015）．