INSS JOURNAL Vol. 19 2012 NT-21283

平成 23 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 FY2011
Nuclear Emergency Exercise of Fukui Prefecture
川崎郁夫 (Ikuo Kawasaki)＊ 1

藤井 敬治 (Keiji Fujii)＊ 3

吉田至孝 (Yoshitaka Yoshida)＊ 1

根岸孝行 (Takayuki Negishi)＊ 4

建部恭成 (Yasumasa Tatebe)＊ 2

要約 平成 23 年度に実施された福井県原子力防災総合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，AM 策）を講じた場合のプラント応答について評価を実施した．その結果，(1)原災法第 15 条該当事象まで約 2 時間，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約 21.4 時間，事象収束まで約 61.5 時間であり，緊急対策を実施するのに十分な時間的余裕があることが確認できた．(2)１次系高圧注入による冷却を実施した結果，炉心出口温度は約 960℃から約 250℃まで低下し，以降 240〜250℃で安定することを示した．また，格納容器スプレイ作動による格納容器冷却を実施した結果，格納容器最高使用圧力を超えていた格納容器圧力は最高使用圧力未満に低下し，格納容器外への放射性物質の異常漏えい停止および水素燃焼の可能性が無いことを示した．
キーワード

原子力防災訓練，PWR，シビアアクシデント，アクシデントマネジメント

Abstract
A scenario analysis that assumed severe accident phenomena progress scenario
and radionuclide release was carried out for the FY2011 nuclear emergency exercise of Fukui
Prefecture. The scenario analysis was used to carry out an evaluation of nuclear power plant
responses when measures, included in an accident management (AM) plan, were taken to relax
the disaster phenomenon progress and the influence of the disaster phenomena. The following
points were seen. (1) It was confirmed that there was time until abnormal radionuclide release to
the environment started from spent uranium storage containers, approximately 21.4 hours, forthe analysis scenario that assumed emergency measures for phenomena were carried out for
approximately 61.5 hours. (2) By carrying out cooling by the primary system high pressureinfusion, the core exit temperature fell from approximately 960 °C to approximately 250 °C andafter that was stable at 240-250 °C. In addition, by carrying out storage container cooling by thestorage container spray operation, the best use pressure was obtained, and the storage containerpressure decreased, showing that there was no possibility of an abnormal radionuclide leakoutside the storage container facility and no possibility of a hydrogen explosion.
Keywords

nuclear emergency exercise，PWR，severe accident，accident management

1. 緒言

力の安全は 5 層からなる深層防護により達成される(1)．その第 5 層にあたる緊急時対応については訓練

原子力の安全確保活動の基本的な目的は，放射性物が実施されなければならないとされる．

質に係る危険性を顕在化させない，すなわち放射線に福井県では，原子力災害の発生および拡大を防止よる有害な影響から人と環境を守ることにある．原子

し，災害の復旧を図るための必要な対策について，防＊1＊2＊3＊4(株)原子力安全システム研究所 技術システム研究所
元 (株)原子力安全システム研究所 技術システム研究所 現在 CSA ジャパン(株)日本原子力発電(株) 敦賀発電所 安全管理室
原電情報システム(株) 解析事業部

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INSS JOURNAL Vol. 19 2012 NT-21

災関係機関がその有する全機能を有効に発揮して必要訓練は，平成 24 年 3 月 18 日に若狭湾沖で地震が発な体制を確立するとともに，総合的かつ計画的な防災生し，日本原子力発電(株)敦賀発電所 2 号機におい事務または業務の遂行により，住民の生命，身体およて，全交流電源喪失および原子炉冷却機能の喪失によび財産を原子力災害から保護することを目的として，り炉心損傷に至り，排気筒から放射性物質が放出され福井県原子力防災計画を策定しており , この中で平成る恐れが生じたとの想定で行われた．その際に，福島11 年に施行された原子力災害対策特別措置法(以下，第一原子力発電所事故の緊急対策（津波により「全交原災法という)に基づき訓練を実施する旨，計画され流電源」「海水冷却機能」「使用済燃料ピット冷却機ている(2)．

能」を喪失したとしても炉心損傷，使用済燃料損傷の原子力事業者においては，原災法第７条第 1 項の規定に基づき，原子力施設ごとに原子力事業者防災業務発生を防止できる対策）についても本防災訓練内で実施した．

計画を作成し，その 2 章第 7 節では，原子力事業者の本報では，日本原子力発電(株)敦賀発電所 2 号機を原子力防災訓練の実施を規定し，国または地方公共団対象として実施された事象進展シナリオの結果から，体が主催する訓練にも訓練計画策定に協力するとともプラント事象進展の評価，AM 策を講じた場合のプに訓練実施に参画するとしている．

ラント応答評価について報告する．

こうした背景のもと，福井県では，国，地方自治体，原子力事業者ならびに地域住民が一体となって毎2.

事象進展シナリオの作成

年原子力防災訓練が実施されている．
原子力防災訓練の実施計画策定においては，県は関原電情報システム(株)より提示された事象進展シナ

係市町，原子力事業者その他防災関係機関と連携しリオの条件は，福島第一原子力発電所事故を考慮して，具体的な防災訓練シナリオを作成するものとされて，起因事象は地震による外部電源喪失，その後全交ている．

流電源喪失に至るものとした．また，実践的な訓練を今回想定した事象進展シナリオでは，いくつもの機実施するため，工学的安全設備の多重故障を仮定し，器故障や何段階もの安全装置の故障ならびに回避手順

炉心損傷のおそれがあるという事象を想定した．これの失敗を想定している . 仮にこの事象が発生したとしらの条件を基にシビアアクシデント解析(MAAP4(4)）ても，実際のプラントでは何段階もの安全装置や回避コードを用いて解析を実施した．

手順が用意されており，大量の放射性物質が環境に放出される事象になる可能性は低い．

図 1 に訓練想定の概要を示す．訓練は，地震により全交流電源喪失（原災法第 10 条）となり，給水系が具体的な防災訓練シナリオを作成するにあたって，停止（原災法第 15 条）し，その後給水系が起動してプラント事象進展シナリオは，日本原子力発電(株)に安定停止するという想定である．緑字で記した部分はよって行われる災害事象の影響を緩和するための措置失敗を仮定した工学的安全設備である．

(以下，アクシデントマネジメント策，AM 策という)を考慮し，事象収束へのプロセスを示すとともに2.1

事象進展シナリオの解析結果事象進展中における環境への放出放射能量を求めるうえで重要である．
(株)原子力安全システム研究所（以下，INSS とい主要事象の発生時刻を表 1 に，プラント主要パラメータである炉心出口温度，１次冷却系圧力の経時変化う）では，原電情報システム(株)より提示された訓練を図 2，図 3 に示し，事象進展シナリオの解析結果をシナリオに基づいて，訓練シナリオの解析を実施しプ

以下に説明する．

ラント事象進展評価を行うとともに各種防災システム用のデータ作成を行っている．

【事象進展シナリオの解析結果】

平成 23 年度福井県原子力防災総合訓練は，国，県，日本原子力発電(株)敦賀発電所 2 号機定格熱出力一関係府市町，防災関係機関および地域住民が一体とな定運転中のところ，震度 6 強の地震が発生し，直後にって，緊急時における通信連絡体制の確立，緊急時医地震加速度大により直ちに制御棒が全挿入されて原子療活動等の災害対策の習熟と，防災関係機関相互の協炉が自動停止した．地震による鉄塔の倒壊，架線の切力体制の強化を図るとともに，住民の原子力防災に対断によって外部電源を喪失したため，非常用ディーゼする理解の促進を図ることを目的として行われた(3)．

ル発電機ならびに電動補助給水ポンプ，タービン動補INSS JOURNAL Vol. 19 2012 NT-21

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経過時間
事象発生前

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55 分

海水ポンプ全台自動停止，最終ヒートシ
ンク喪失

1.0 時間

1.1 時間
1.3 時間
1.4 時間㼀㻛㻰㻭㻲㼃㻼ᨾ㞀䛻䜘䜚೵Ṇ୺⵨Ẽ㏨䛜䛧ᘚㄪᩚ㛤ཎ⅏ἲ➨㻝㻡᮲㏻ሗヱᙜ஦㇟㻿㻳䜈䛾⤥Ỉᶵ⬟႙ኻ

主要事象
定格熱出力一定運転中0分

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主要事象の発生時刻

地震発生（震度 6 強）
地震加速度大による原子炉自動停止
外部電源喪失非常用 DG 自動起動
M/DAFWP 自動起動
T/DAFWP 自動起動
CH/SIP 自動起動ཎ⅏ἲ➨㻝㻜᮲㏻ሗヱᙜ஦㇟㻝ḟ⣔ᛴ㏿ῶᅽ㛤ጞ

285

1.5 時間
1.7 時間

非常用 DG 手動停止，全交流電源喪失
M/DAFWP 停止
T/DAFWP 作動継続
制御用圧縮空気喪失，主蒸気逃がし弁全閉
RCP シ ー ル 部 か ら の 漏 え い 発 生（1.5m3/h/台，定格運転圧力において）
全交流電源の喪失（5 分継続）
原災法第10条通報該当事象
主蒸気安全弁自動作動
主蒸気逃がし弁手動全開，1 次冷却系の急速減圧開始
原子炉圧力低安全注入信号発信(ECCS 不作動)
蓄圧タンク作動
1 次冷却材圧力 1.7MPa 到達
蓄圧タンク出口弁手動閉止
主蒸気逃がし弁調整開
T/DAFWP 故障により停止（SG 給水機能喪失）
原災法第15条該当事象
電源車による非常用母線の部分復旧，各機器への給電準備開始

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2.3 時間㻝ḟ⣔ᛴ㏿ῶᅽ෌㛤୺⵨Ẽ㏨䛜䛧ᘚᡭື㛤஦㇟཰᮰䝕䜱䞊䝊䝹Ⓨ㟁ᶵ㟁ື⿵ຓ⤥Ỉ䝫䞁䝥䝍䞊䝡䞁ື⿵ຓ⤥Ỉ䝫䞁䝥඘䛶䜣㻛㧗ᅽὀධ䝫䞁䝥䠍ḟ෭༷ᮦ䝫䞁䝥⵨ẼⓎ⏕ჾཎᏊຊ⅏ᐖᑐ⟇≉ูᥐ⨨ἲ

2.9 時間7.0 時間SG 狭域水位 0％未満
SG 保有水枯渇

8.7 時間8.7 時間訓練想定の概要

9.5 時間炉心出口温度 350℃超過
加圧器安全弁自動作動
M/DAFWP1 台起動成功，SG への給水機能確保
主蒸気逃がし弁手動全開，1 次冷却系の急速減圧再開
1 次冷却系圧力 0.7MPa 到達
SG 除熱機能の維持
事象収束㻿㻳㻞ḟഃಖ᭷ỈᯤῬ␎ㄒ䚷㻰㻳䚷䚷䚷䚷㻹㻛㻰㻭㻲㼃㻼䚷䚷䚷䚷㼀㻛㻰㻭㻲㼃㻼䚷䚷䚷䚷㻯㻴㻛㻿㻵㻼䚷䚷䚷䚷㻾㻯㻼
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図12.5 時間

9.2 時間10.9 時間−

主蒸気逃がし弁調整開（炉心崩壊熱除去のため）
CH/SIP1 台起動成功，RCP 封水注入・戻りライン復旧
アニュラス空気浄化ファン起動

略語 DG
M/DAFWP
T/DAFWP
CH/SIPRCPSGECCS
原災法: ディーゼル発電機: 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: 1 次冷却材ポンプ: 蒸気発生器: 非常用炉心冷却装置: 原子力災害対策特別措置法

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1 次冷却系圧力が蓄圧タンク作動設定圧力に到達した
ため蓄圧タンクが作動した．約 1.7 時間後には 1 次冷却系圧力が 1.7MPa に到達したため蓄圧タンク出口弁を手動で閉止するとともに主蒸気逃がし弁を調整開とした．
2 時間後にタービン動補助給水ポンプが故障により停止し蒸気発生器への給水機能を喪失(原災法第 15 条
通報該当事象)した．このとき，電源車により非常用母線の部分復旧に成功したため各機器への給電の準備を開始した．約 2.3 時間後に主蒸気逃がし弁を炉心崩
図2炉心出口温度の経時変化

壊熱の除熱のため調整開とした．2.5 時間後には充てん/高圧注入ポンプ 1 台への給電と消火水による機器冷却に成功したため，充てん/高圧注入ポンプを起動するとともに 1 次冷却材ポンプの封水注入・戻りラインを復旧した．このとき，アニュラス部における水素蓄積防止の観点からアニュラス空気浄化ファンを起動した．
蒸気発生器への給水機能を喪失したため蒸気発生器の保有水は減少傾向を示し，約 2.9 時間後に蒸気発生器狭域水位が 0% 未満に到達した．その後も蒸気発生器の保有水の減少は継続し，約 7.0 時間後には蒸気発生器の保有水が枯渇した．蒸気発生器の除熱機能の喪失により 1 次冷却系圧力・温度が上昇傾向を示し，約図3

１次冷却系圧力の経時変化

8.7 時間後には炉心出口温度が 350℃を超過し直後に加圧器安全弁の自動作動に至った．

助給水ポンプ，充てん/高圧注入ポンプが自動起動し

約 9.2 時間後には電動補助給水ポンプ 1 台への給電た．約 2 分後に主蒸気逃がし弁が自動作動し 1 次冷却に成功したため蒸気発生器への給水を再開した．20系は無負荷温度を維持した．

分経過後に蒸気発生器広域水位が回復したため主蒸気

55 分後に海水ポンプ全台が故障により自動停止し逃がし弁を手動で全開とし，1 次冷却系の急速減圧をたため最終ヒートシンクを喪失した．これにより 1 時再開した．これにより 1 次冷却系圧力，温度が低下し間後に非常用ディーゼル発電機を手動停止し全交流電

約 10.9 時間後には 1 次冷却系圧力が 0.7MPa に到達源喪失状態となった．全交流電源喪失に伴って電動補した．

助給水ポンプが停止するが，タービン動補助給水ポン以降，電動補助給水ポンプによる蒸気発生器への給プは作動を継続して蒸気発生器への給水機能を維持し水機能の確保と主蒸気逃がし弁からの蒸気放出によった．主蒸気逃がし弁は全交流電源喪失による制御用圧て，蒸気発生器の除熱機能が維持されることから，炉縮空気の喪失により全閉(フェイルクローズ)となった

心の冷却は脅かされることなく事象は収束した．

ため約 1.1 時間後には主蒸気安全弁が自動作動した．
全交流電源の喪失により補機冷却機能を喪失したた

訓練は事象収束までの約 11 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．

め 1 次冷却材ポンプのシール部からの漏えいが発生した．その後，全ての交流電源を喪失した状態が 5 分継続したため 1 時間 5 分後に原災法第 10 条通報該当事

3.

放射性物質放出を想定したシナリオ解析象に至った．
約 1.3 時間後に主蒸気逃がし弁を手動で全開とし 1

訓練シナリオの参考として，訓練シナリオの原災法次冷却系の急速減圧を開始した．これにより 1 次冷却第 15 条事象発生以降，給水系が復旧せずに炉心が損系圧力，炉心冷却装置は起動しない．約 1.5 時間後に傷して放射性物質が放出され，その後の AM 策の実

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施により放射性物質の放出停止に至るシナリオのプラ冷却材の漏えいとそれに伴う格納容器内圧力の上昇でント応答を解析した．

ある．
格納容器スプレイ作動による格納容器冷却は，再循

3.1

選定した AM 策

環サンプ水を格納容器スプレイポンプにより格納容器スプレイヘッダからスプレイすることによって，崩壊放射性物質が放出するシナリオでは，事象の進展に熱を飽和蒸気に吸収させるとともに格納容器内に充満伴って加圧器安全弁開固着により１次冷却材が放出さした水蒸気を凝縮し，格納容器内圧力の上昇を抑制すれ，１次冷却系保有水の減少および格納容器内圧力がるものである．

上昇する．
このとき，１次冷却系保有水の確保，格納容器内圧力を低下させるには，１次冷却系統へ注水し炉心溶融進展を抑制する，格納容器内の水蒸気を凝縮する必要がある．

この AM 策で期待される正の効果は，格納容器内に充満した水蒸気を凝縮することによる格納容器内圧力上昇の抑制である．
一方，懸念される負の効果は，格納容器内の水蒸気を凝縮させることによって，水-ジルコニウム反応や，そこで，格納容器閉じ込め機能を守るために選定し溶融炉心-コンクリート反応 (MCCI 反応) などによた AM 策は，１次系高圧注入による冷却と格納容器って発生した水素の濃度が相対的に上昇し，高濃度でス プ レ イ 作 動 に よ る 格 納 容 器 冷 却 で あ る．図 4 に着火した場合には爆燃，爆轟により格納容器に大きなAM 策に用いられる設備の模式図を示す．

圧力負荷を与える可能性がある．

図中の赤色で示した設備が充てん／高圧注入ポン
プ，青色で示した設備が格納容器スプレイポンプであ3.2

解析結果と考察る．
１次系高圧注入による冷却は，充てん／高圧注入ポ放射性物質が放出するシナリオの解析結果で，SGンプでほう酸注入タンクから１次冷却系統へ注入し，保有水枯渇以降の主要事象の発生時刻を表 2 に，プラ原子炉容器を冷却し，炉心溶融進展を抑制するものでント主要パラメータである炉心出口温度を図 5，１次ある .

冷却系圧力の経時変化を図 6，格納容器内圧力の経時

この AM 策で期待される正の効果は，１次冷却系変化を図 7，格納容器内水素濃度割合の経時変化を図

統への注入による原子炉容器および炉心の冷却である．
一方，懸念される負の効果は，注水継続による１次

表2

主要事象の発生時刻（SG 保有水枯渇以降）

経過時間
7.0 時間8.7 時間8.7 時間11.2 時間

主要事象
SG 保有水枯渇
炉心出口温度 350℃超過
加圧器安全弁自動作動

被覆管破損
炉心損傷（格納容器エリアモニタ（高レンジ）が 1 × 105mSv/h を超過）
12.5 時間
加圧器安全弁 1 基開固着
CH/SIP 停止
CH/SIP1 台復旧
13.3 時間 1 次系高圧注入開始再開（ECCS モード，ホウ酸注入タンクより）加圧器水位満水到達
14.6 時間
1 次系高圧注水再開（充てんモード）
21.4 時間60.1 時間
図 4 AM 策に用いられる設備の模式図（代表的なドライ型 PWR プラントの例）

61.5 時間

CV 内圧力が格納容器最高使用圧力到達
CV からアニュラス部への異常漏えい開始
高圧再循環冷却開始
CV スプレイ格納容器冷却開始
CV 内圧力格納容器最高使用圧力未満
CV からアニュラス部への異常漏えい停止
事象収束

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INSS JOURNAL Vol. 19 2012 NT-21㪈㪇㩼㧝ᰴ♽㜞࿶ᵈ᳓㐿ᆎ㪈㪇㪇㪇Ἱᔃ಴ญ᷷ᐲ㪲㷄㪴ᩰ⚊ኈེౝ᳓⚛Ớᐲഀว㪲䋭㪴

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図5㪉㪇

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炉心出口温度の経時変化

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図 8 格納容器内水素濃度割合の経時変化᡼಴᡼኿⢻㊂⹏ଔ⚿ᨐの保有水は減少し，約 7.0 時間後には蒸気発生器の保㪈ᰴ಄ළ᧚࿶ജ㪲㪤㪧㪸䋭㪞㪸㪾㪼㪴㪉㪇

有水が枯渇した．蒸気発生器の除熱機能の喪失によりട࿶ེ቟ోᑯ⥄േ૞േ㪈㪏㪈㪍

1 次冷却系圧力・温度が上昇傾向を示し，約 8.7 時間ട࿶ེ቟ోᑯ㐿࿕⌕㪈㪋

後には炉心出口温度が 350℃を超過し直後に加圧器安㪈㪉SG ଻᦭᳓ᨗᷢ㪈㪇లߡࠎࡕ࡯࠼߳ಾᦧ

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全弁の自動作動に至った．
加圧器安全弁からの 1 次冷却材の放出が継続するこ㪏㪍とから 1 次冷却系保有水は減少し，約 11.2 時間後に㧝ᰴ♽㜞࿶ᵈ᳓㐿ᆎ㪋

は被覆管が破損し約 12.5 時間後には格納容器エリア

㪉モニタ(高レンジ)が 1 × 105mSv/h を超過したため炉

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図6㪊㪇
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心が損傷したと判断した．このとき加圧器安全弁1基が開固着し，運転中の充てん/高圧注入ポンプが停止᡼಴᡼኿⢻㊂⹏ଔ⚿ᨐ

１次冷却系圧力の経時変化した．

【１次系高圧注入による冷却】
約 13.3 時間後に充てん/高圧注入ポンプ 1 台が復旧ᩰ⚊ኈེౝ࿶ജ㪲㫂㪧㪸䋭㪞㪸㪾㪼㪴㪈㪉㪇㪇㜞࿶ౣᓴⅣ಄ළ㐿ᆎCV ࠬࡊ࡟ࠗ૞േ㪈㪇㪇㪇ᦨ㜞૶↪࿶ജ⿥ㆊしたため，ECCS モードでホウ酸注入タンクより 1 次系高圧注入を開始した．約 14.6 時間後に加圧器水位㪏㪇㪇ᦨ㜞૶↪
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結果，炉心出口温度は約 960℃から約 250℃まで低下㧝ᰴ♽㜞࿶ᵈ᳓㐿ᆎし，以降 240〜250℃で安定した．
加圧器安全弁からの 1 次冷却材の放出が継続するこട࿶ེ቟ోᑯ㐿࿕⌕
㪈㪇

図7

㪉㪇

モードに切り替えて 1 次系高圧注水を継続した．このᩰ⚊ኈེᦨ㜞૶↪࿶ജ㪇
㪇

が満水に達したため充てん/高圧注入ポンプを充てん㪊㪇㪋㪇㪫㫀㫄㪼㪲㪿㫆㫌㫉㪴

㪌㪇

㪍㪇

㪎㪇

格納容器内圧力の経時変化とから格納容器内圧力は上昇傾向を示し，約 21.4 時
間後に最高使用圧力 392kPa を超過し格納容器からアニュラス部への異常漏えいが開始した．
【格納容器スプレイ作動による格納容器冷却】

8 に示し，事象進展シナリオの解析結果を以下に説明する．

約 60.1 時間後に海水ポンプ 1 台，補機冷却水ポン
プ 1 台の起動に成功し，非常用ディーゼル発電機 1 台を起動した．これにより電源，機器冷却水ならびに最【SG 保有水枯渇〜炉心損傷】
蒸気発生器への給水機能を喪失したため蒸気発生器終ヒートシンクを確保できたため格納容器スプレイポ
ンプ 1 台，余熱除去ポンプ 1 台を手動で起動し，格納INSS JOURNAL Vol. 19 2012 NT-21

㪈㪅㪜㪂㪉㪇に，余熱除去ポンプのブースティングにより高圧再循㪈㪅㪜㪂㪈㪏

環冷却を開始した．これにより格納容器内に充満した㪈㪅㪜㪂㪈㪍᡼኿ᕈ‛⾰᡼಴㊂㪲㪙㫈㪴

容器スプレイによる格納容器冷却を開始するととも水蒸気を凝縮し，格納容器内圧力は低下傾向を示し，
約 61.5 時間後に格納容器内圧力は最高使用圧力未満に低下した．
格納容器内水素濃度割合は水蒸気の凝縮により水素㪈㪅㪜㪂㪈㪋᡼ ኿ ᕈ‛⾰ ߩ ⇣Ᏹṳ ߃ ޿㐿ᆎ㪈㪅㪜㪂㪈㪉㪈㪅㪜㪂㪈㪇㪈㪅㪜㪂㪇㪏㪈㪅㪜㪂㪇㪍Ꮧ䉧䉴䉫䊨䉴Ꮧ䉧䉴╬ଔ㊂䉋䈉⚛䉫䊨䉴䉋䈉⚛╬ଔ㊂㪈㪅㪜㪂㪇㪉度は約 2.0vol% であり，水素燃焼の可能性はない．

㪈㪅㪜㪂㪇㪇
㪇

以後，格納容器スプレイによる格納容器閉じ込め機能の維持および高圧再循環冷却による炉心冷却の維持

表3

壊変を考慮した炉内に存在する放射性物質の質量(以㪌㪇㪍㪇㪎㪇

放射性物質放出量

希ガス放出量[Bq]

ヨウ素放出量[Bq]

LOCA

5.8E + 15

6.9E + 13

SGTR
訓練シナリオ

2.3E + 15
1.24E + 17

2.1E + 12
1.01E + 13

仮想事故

質の質量割合を得ることができる．すなわち，放射性㪊㪇㪋㪇ᤨ㑆㪲㪿㫆㫌㫉㪴

事故の想定

主要事象の発生時刻やプラント過渡応答の他に，炉内内，格納容器内ならびに周辺環境へ移行した放射性物

㪉㪇

敦賀発電所 2 号機 設置許可申請書記載値との比較
結果

放射性物質が放出するシナリオの解析結果からは，に存在する放射性物質の質量を 1 で規格化した 1 次系

㪈㪇

図 10により事象は収束した．

放出放射能量評価結果

᡼኿ᕈ‛⾰ߩ⇣Ᏹṳ߃޿஗ᱛ㪈㪅㪜㪂㪇㪋

濃度がやや上昇するものの異常漏えい停止時の水素濃3.3289

LOCA:冷却材喪失事故 SGTR:蒸気発生器細管破損事故

下，炉内蓄積放射能量とする)を定めれば，周辺環境× 1013 [Bq]となった．この結果は，施設の安全評価へ移行した放射能量を求めることができる．
ここでは，炉心平均燃焼度 30GWd/t(定期検査後約における仮想事故時の放出放射能量 (8) と比較して，12ヶ月運転されたプラント状態(1/3 取替平衡炉心)を希ガスは仮想事故より解析条件が厳しいため（設計漏想定)における希ガス 15 核種，ヨウ素 10 核種の炉内えい率の 100 倍を想定）2 桁多く，ヨウ素は同等な放⸠✵ࠪ࠽࡝ࠝ出量となっている．

蓄積放射能量を SADOSE システム(5)〜(7)により求め，

表 3 に敦賀発電所 2 号機設置許可申請書記載の放出周辺環境への放出放射能量評価を行った．
放射性物質の放出率を図 9 に，放射性物質放出量を放射能量との比較結果を示す．

図 10 に示す．
放出放射能量評価の結果，希ガスは 0.5MeV 等価4.

結言値で 1.24 × 1017[Bq]，ヨウ素は I-131 等価値で 1.01
平成24 年 3 月 18 日に日本原子力発電(株)敦賀発電⚿⸒
㪈㪅㪜㪂㪉㪇

所 2 号機を対象として実施された訓練シナリオおよび㪈㪅㪜㪂㪈㪏

放射性物質放出を想定したシナリオ解析の結果から，

᡼኿ᕈ‛⾰᡼಴₸㪲㪙㫈㪆㪿㪴㪈㪅㪜㪂㪈㪍㪈㪅㪜㪂㪈㪋

災害事象進展ならびに AM 策を講じた場合のプラン᡼ ኿ ᕈ‛⾰ ߩ ⇣Ᏹṳ ߃ ޿㐿
ᆎ㪈㪅㪜㪂㪈㪉
㪈㪅㪜㪂㪈㪇
㪈㪅㪜㪂㪇㪏

ト応答について評価を実施した．その結果，以下に示す知見が得られた．

㪈㪅㪜㪂㪇㪍Ꮧ䉧䉴䉫䊨䉴Ꮧ䉧䉴╬ଔ㊂䉋䈉⚛䉫䊨䉴䉋䈉⚛╬ଔ㊂㪈㪅㪜㪂㪇㪋㪈㪅㪜㪂㪇㪉

(1) シビアアクシデント解析(MAAP4)コードを用᡼኿ᕈ‛⾰ߩ⇣Ᏹṳ߃޿஗ᱛ

いて訓練シナリオの事象進展を評価した結果，事象発生から炉心冷却機能の全喪失に至る(原災法㪈㪅㪜㪂㪇㪇㪇㪈㪇㪉㪇㪊㪇㪋㪇
ᤨ㑆㪲㪿㫆㫌㫉㪴

㪌㪇

図 9 放射性物質放出率㪍㪇㪎㪇第 15 条該当事象)まで約 2 時間，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約 21.4時間，事象収束まで約 61.5 時間であった．この結果から，緊急対策を実施するのに十分な時間的ᢥ₂290INSS JOURNAL Vol. 19 2012 NT-21余裕があることが確認できた．
(2) １次系高圧注入による冷却を実施した結果，炉心出口温度は約 960℃から約 250℃まで低下し，以降 240〜250℃で安定することを示した．また，格納容器スプレイ作動による格納容器冷却を実施した結果，格納容器最高使用圧力を超えていた格納容器圧力は最高使用圧力未満に低下し，格納容器外への放射性物質の異常漏えい停止および水素燃焼の可能性が無いことを示した．

文献（1）IAEA,Basic Safety Principles Nuclear Power
Plants 75-INSAG-3 Rev.1, INSAG-12,（1999）.
（2）福 井 県 防 災 会 議，福 井 県 原 子 力 防 災 計 画，(2011)．
（3）文 部 科 学 省 原 子 力 安 全 課，
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（4）Electric Power Research Institute (EPRI)，
Modular Accident Analysis Program，MAAP
Userʼs Manual，(1994)．
（5）吉田至孝，入江隆，郡山民男，工藤清一，西村和哉，
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174 (2001)．
（6）吉田至孝，入江隆，郡山民男，工藤清一，西村和哉，
シビアアクシデント時原子力発電所内被ばく線量評価手法の検討，日本原子力学会和文論
文誌，Vol.1，pp.85-95 (2002)．
（7）恩田隆司，吉田至孝，工藤清一，西村和哉，シ
ビアアクシデント時原子力発電所内線量評価シス テ ム の 改 良，INSS Journal，Vol. 10，p. 241(2003)．
（8）日本原子力発電(株)，敦賀発電所原子炉設置許可申請書(2 号炉) 添付書類十 4 章 重大事故及び仮想事故の解析，(2005)．