東海第二発電所 工事計画審査資料
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NT2 補② Ⅴ-1-8-1 R0Ⅴ-1-8-1

資料番号

工認-139 改 7

提出年月日

平成 30 年 6 月 15 日

原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

NT2 補② Ⅴ-1-8-1 R1目

次

1.概要

1

2.基本方針23.原子炉格納施設の設計条件

53.1 原子炉格納容器の設計基準事故時を考慮した構造及び機能

53.1.1 最高使用圧力及び最高使用温度

53.1.2 漏えい率に対する設計条件

83.1.3 最低使用温度

83.1.4 使用材料

83.1.5 耐圧試験圧力103.1.6 開口部

103.1.7 配管貫通部

103.1.8 電線配線貫通部

103.1.9 原子炉格納容器隔離弁

113.1.10 原子炉格納容器体積

213.1.11 原子炉格納容器安全設備

213.1.12 許容外圧

213.1.13 圧力抑制効果を得るために必要な構造及び寸法

213.1.14 ダイヤフラム・フロアの設計差圧及び設計温度差233.1.15 真空破壊装置

233.1.16 原子炉建屋原子炉棟

24

3.1.17 可燃性ガス濃度制御設備

243.1.18 放射性物質濃度制御設備

24

3.1.19 原子炉格納容器調気設備

243.1.20 原子炉冷却材喪失時の荷重

253.1.21 逃がし安全弁作動時の荷重

323.2 原子炉格納容器の重大事故等時における設計条件
3.2.1 重大事故等時の評価温度，評価圧力
3.2.2 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機能
3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧破損防止機能
3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器下部の溶融炉心冷却機能
3.2.5 重大事故等時における水素爆発による原子炉格納容器の破損防止機能
3.2.6 重大事故等時における水素爆発による原子炉建屋等の損傷防止機能
3.2.7 原子炉格納容器外面への放水設備等

3535

4.重大事故等時における原子炉格納容器の放射性物質閉じ込め機能評価及びその他影響確認
4.1 重大事故等時における原子炉格納容器の放射性物質閉じ込め機能評価
4.1.1 評価方針
4.1.2 評価対象部位及び評価対象部位における機能喪失要因
4.1.3 評価方法
4.1.4 評価結果
4.2 その他原子炉格納容器評価温度，圧力に対する影響確認
4.2.1 確認内容
4.2.2 確認結果
別添 1 原子炉格納容器の重大事故等時の閉じ込め機能健全性について
別添 2 コリウムシールド及びペデスタル排水系の設計
別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計

NT2 補② Ⅴ-1-8-1 R1

別添 4 代替循環冷却系の設計

下線：本日説明別添 2

コリウムシールド及びペデスタル排水系の機能

目次

1. ペデスタル（ドライウェル部）に係る設備対策の概要について

別添 2－1～3

2. コリウムシールドの設計について

別添 2－4～9

3. ペデスタル水位管理に係る対策設備の設計について別添 2－10～14

1.

ペデスタル（ドライウェル部）に係る設備対策の概要について
東海第二発電所における，溶融燃料－冷却材相互作用及び溶融炉心・コンクリート相互作用の影響抑制を考慮したペデスタル（ドライウェル部）（以下「ペデスタル」という。）に係る設備対策の概要を以下に示す。

東海第二発電所のペデスタルの概要図を図 1-1 及び図 1-2 に示す。
ペデスタル内の底面及び側面には，原子炉圧力容器（以下「ＲＰＶ」という。）が破損し溶融炉心（以下「デブリ」という。）が落下した際のペデスタル構造健全性確保のため，ＺｒＯ ２ 製のコリウムシールドを設置する。また，コリウムシールド内は格納容器床ドレンサンプとして用いるために，コリウムシールド表面にＳＵＳ製のライナを敷設し通常運転中の水密性を確保するとともに，その内側に格納容器機器ドレンサンプを設置する。
ドライウェルにて生じる床ドレン及び機器ドレンと，格納容器機器ドレンサンプを冷却するための冷却水は，図 1-1 及び図 1-2 のようにペデスタル側壁の貫通孔を通る配管により各ドレンサンプへ導かれる。これらの配管には，事故時にペデスタル内への流入水を制限するため，ペデスタル側壁の外側に制限弁を設ける。
格納容器床ドレンサンプ内に流入した水は，1m に立ち上げたスワンネックから流出させ，スリット及び配管を通じて原子炉建屋原子炉棟床ドレンサンプ設備へ排水する。また，排水配管を分岐させベント管へ接続することで，事故時においてペデスタルからサプレッション・チェンバへ排水する経路を設けるとともに，排水完了後にペデスタルからの冷却水の流出を防止するための排水弁を設ける。さらに，ＲＰＶが破損しデブリがスリット内へ流入した際に，下流側の配管内で圧力上昇が生じる可能性を考慮し，安全弁を設ける。
ペデスタルの側壁は鋼製スカートを介してＲＰＶを支持しており，ＲＰＶ下部プレナムの中心付近には原子炉冷却材浄化系のボトムドレン配管が接続されているとともに，ペデスタル内には制御棒駆動水圧系配管が敷設されている。

別添 2－1

別添 2－2

図 1-1

ペデスタル概要図（断面図）別添 2－3【凡例】
Ａ：格納容器機器ドレンサンプ流入配管
Ｂ：格納容器床ドレンサンプ流入配管
Ｃ：原子炉補機冷却水配管
Ｄ：格納容器下部注水配管

図 1-2

ペデスタル概要図（平面図）

2.

コリウムシールドの設計について

2.1 コリウムシールド材料の選定
コリウムシールドの材料としては，模擬溶融炉心を用いた種々の試験結果を基に，高融点でかつ化学的安定性に優れており，溶融炉心に対して高い耐性を有していることが確認されたＺ
ｒＯ２を選定した。
表 2-1 に，試験の概要を示す。また，各試験の試験方法及び結果の詳細については補足-2702 の「補足 3 コリウムシールド材料の選定について」に示す。

表 2-1 コリウムシールド材料の選定に係る試験の概要
試験の種類
溶融Ｚｒによる耐熱材侵食試験

模擬溶融炉心による耐熱材侵食試験

耐熱材への模擬溶融炉心落下試験

概要
模擬溶融炉心として，侵食量が大きくなる 100mol％Ｚｒをるつぼ内で2,000℃～2,200℃の所定温度に昇温・溶融し，，，ＺｒＯ２の耐熱材試験片を上部から挿入し 5 分間保持した後，取り出して残存状態を確認。
侵食量は＞＞ＺｒＯ２となり，ＺｒＯ２，，の順に耐侵食性に優れていることを確認。
るつぼ内に円柱状に加工したＺｒＯ２耐熱材と模擬溶融炉心粒子（ＵＯ２－ＺｒＯ２－Ｚｒ：30mol％－30mol％－40mol％）を装荷し，模擬溶融炉心を2,000℃～2,100℃に昇温・溶融し 10 分間保持した後，るつぼを切断し断面を確認。
ＺｒＯ２耐熱材の厚さは試験前から変化せず，模擬溶融炉心によるＺｒＯ２耐熱材の有意な侵食がないことを確認。
ＺｒＯ２耐熱材を内張りしたコンクリートトラップに，2,450℃以上に加熱した模擬溶融炉心（ＵＯ２－ＺｒＯ２－Ｚｒ：30mol％－30mol％－40mol％）を落下させ，耐熱材の侵食状況等を確認。
模擬溶融炉心接触部から最大約 1cm の範囲でＺｒＯ２耐熱材が黒色化し，その周辺部が白色化していることが確認されたものの，顕著な耐熱材の侵食及び耐熱材の割れが生じていないことを確認。
黒色化した部分についてＸ線回折分析を行った結果，耐熱材表面の組成に有意な変化がないことを確認。

2.2 コリウムシールド厚さ，高さの設定
コリウムシールドは，溶融炉心・コンクリート相互作用の影響抑制の目的で設置するが，ペデスタル内の設備配置上，設置高さに制限があり，これを考慮した上で，原子炉圧力容器から落下するデブリを全量保有でき，かつ，溶融炉心・コンクリート相互作用の影響も抑制できるよう，その厚さを設定する必要がある。これを踏まえ，コリウムシールドは，高さ 1.88m，厚別添 2－4

さ 0.15m とすることとした。以下にその考え方を示す。

(1) コリウムシールド高さの設定
ペデスタル内には人通用開口部や床ドレン配管等のドライウェルと通じる経路があるため，デブリ堆積高さがこれらの経路に到達した場合，ペデスタル外へ流出するおそれがある。そのため，デブリをペデスタル内に全量保有する観点から，デブリ堆積高さはデブリがペデスタル外に流出する可能性のある経路よりも低い位置とする必要がある。ペデスタル床高さに対して最も低い位置となる経路は，ドライウェルからペデスタル床ドレンサンプへのドレン配管である（図 2-1）。当該配管の下端は，ペデスタル床から約 1.88m の位置に存在することから，コリウムシールド設置高さの上限として 1.88m を設定する。

(2) コリウムシールド厚さの設定
ペデスタルにおけるコンクリート侵食抑制及びコンクリートへの熱影響を抑制する観点からは，コリウムシールドは可能な限り厚さを確保することが望ましい。ただし，コリウムシールドの設置高さには上限があるため，厚さを増加させるとコリウムシールド内に保有可能なデブリ量が減少する。したがって，ある程度の保守性を見込んだデブリ体積を全量保有できる上限の厚さとして，0.15m を設定する。
以下にコリウムシールド厚さの計算方法を示す。また，計算におけるデブリ体積等の条件の考え方については，補足-270-2 の「補足 4 コリウムシールド厚さ，高さの設定について」に示す。
デブリの堆積高さ Hdebri は，式(1)及び式(2)で算定される。
Hdebri＝（Vm×(1－Φent)＋Vs＋Vm×Φent÷(1－P)）÷Sfz

(1)

Sfz＝(LPD／2－DCS)２×π(2)

Vm：溶融物体積[36m３]
Vs：ペデスタル内構造物体積[4m３]Φent：粒子化割合[0.173]
別添 2－5

P：ポロシティ[0.5]Sfz：コリウムシールドの設置を考慮した床面積[m３]LPD:ペデスタル床直径[6.172m]
DCS：コリウムシールド厚さ[m]
コリウムシールドの高さは，デブリ堆積高さと床に設置するコリウムシールドの厚さを加えた値となるため，式(1)において Hdebri を(1.88－DCS)m として計算した結果，DCS＝約 0.15m となる。

図 2-1 デブリがペデスタル外へ流出する可能性のある経路

2.3 コリウムシールドを考慮した侵食量評価
格納容器破損防止対策の有効性評価においては，コリウムシールドを考慮したデブリによる侵食量評価を，ＭＡＡＰコードを用いた解析により実施している。また，デブリから冷却水への熱流束，コリウムシールドの物性値及び侵食量に係る不確かさを踏まえた感度解析を実施し，コリウムシールド及びペデスタルコンクリートに侵食が生じないことを確認している。
ベースケース及び感度ケースの解析条件を表 2-2 に，解析結果を表 2-3 に示す。また，各解析ケースの条件設定の考え方等の詳細について，補足-270-2 の「補足 10 コリウムシールドを考慮した溶融炉心・コンクリート相互作用による侵食量評価について」に示す。
別添 2－6

表 2-2 侵食量評価における解析条件
項目

ベースケース

対象シーケンス
溶融炉心から水プールへの限界
熱流束
ペデスタル初期水位

感度ケース①

過渡事象時に損傷炉心冷却に失敗し，原子炉圧力容器が破損するシーケンス

感度ケース②

大破断ＬＯＣＡ時に損傷炉心冷却に失敗し，原子炉圧力容器が破損するシーケンス

800kW/m２（圧力依存性あり）

800kW/m２（一定※１）

800kW/m２（圧力依存性あり）

1m
ＲＰＶ破損 7 分後から 80m３/h

ペデスタル注水
コリウムシール
ド厚さ
コリウムシール
ド熱伝導率
コリウムシール
ド比熱
コリウムシール
ド侵食開始温度
ＲＰＶ破損時の溶融炉心温度

15cm

11cm

2,100℃
ＭＡＡＰ解析結果に基づく

表 2-3 侵食量評価における解析結果
項

目

ベースケース

感度ケース①

感度ケース②

侵食なし

侵食なし

侵食なし

侵食なし

侵食なし

侵食なし

コリウムシールド侵食量（壁面及び床面）
コンクリート侵食量（壁面及び床面）

2.4 デブリによる熱影響評価
ＲＰＶが破損破損しデブリがペデスタルへ落下した場合，デブリからの熱影響によってペデスタルの鉄筋やコンクリートの強度が低下することが考えられる。これに対して，コリウムシールド等の対策を考慮した上で，ペデスタルに要求されるＲＰＶ支持機能及びデブリ保持機能が損なわれないことを確認している。
評価方法及び評価結果を以下に示す。また，評価条件の考え方等の詳細については，補足270-2 の「補足 11 溶融炉心による熱影響評価について」に示す。
別添 2－7

(1) 評価方法
・荷重条件
構造強度の評価に当たり，ＲＰＶ支持機能の評価ではＲＰＶ，遮へい壁等の自重を考慮する。また，デブリ保持機能の評価では，デブリ，コリウムシールド，床スラブ躯体等の自重を考慮する。
・評価部位及び項目
ａ．側壁（ＲＰＶ支持機能）
ＲＰＶ等の自重により，側壁コンクリートには圧縮軸力が作用し，側壁基部コンクリートには面外方向のせん断力が作用する。このため，高温によるコンクリート圧縮強度の低下を考慮した等価壁厚を評価し，ＲＰＶ等の自重による圧縮軸力及び面外せん断に対して必要な壁厚と比較する。
ｂ．床スラブ（デブリ保持機能）
デブリ等の自重により，床スラブのコンクリートには面外せん断力が作用し，鉄筋には曲げ応力が作用する。このため，高温によるコンクリートの圧縮強度の低下を考慮した等価板厚を評価し，デブリ等の自重によるせん断力に対して必要な板厚と比較する。
また，高温による鉄筋の強度低下を考慮した等価鉄筋量を評価し，デブリ等の自重による曲げ応力に対して必要な鉄筋量と比較する。
・温度条件
デブリからの伝熱によるペデスタルの側壁及び床スラブの温度は，ＭＡＡＰコードによる解析結果に基づき，汎用有限解析コードＡＢＡＱＵＳによる熱伝導解析にて評価する。
・判断基準
炉心損傷防止に失敗し，重大事故時を想定する防護レベルにおいて，格納容器の健全性維持に必要な安全機能が維持されることを確認する観点より，判断基準は終局限界状態に至らないこととする。具体的には，側壁コンクリートの必要壁厚，床スラブコンクリートの必要板厚，床スラブの必要鉄筋量の算定において，終局強度又は短期許容応力度を適用する。
別添 2－8

(2) 評価結果
各評価項目に対する判断基準及び評価結果を，表 2-4 に示す。

表 2-4 デブリによる熱影響評価結果
項 目

判断基準

評価結果

側壁コンクリート
圧縮軸力
側壁基部コンクリート
面外せん断力
床スラブコンクリート
面外せん断力
床スラブ鉄筋
曲げ応力

必要壁厚133mm
必要壁厚192mm
必要板厚

熱影響を考慮した等価壁厚
約 1,229mm
熱影響を考慮した等価壁厚
約 1,276mm
熱影響を考慮した等価板厚
約 629mm
熱影響を考慮した等価鉄筋量
約

必要鉄筋量

別添 2－9

判定
○○○○

3.

ペデスタル水位管理に係る対策設備の設計について

3.1 ペデスタル水位管理に係る対策設備の機能
ペデスタル水位管理に用いる設備について，それぞれの機能を以下に示す。また，各設備を用いた水位管理方法の詳細については，補足-270-2 の「補足 1 ペデスタル（ドライウェル部）内の水位管理方法について」に示す。なお，各設備の配置関係については，図 1-1 及び図 1-2に示したとおりである。

(1) 格納容器床ドレン制限弁，格納容器機器ドレン制限弁及び原子炉補器冷却水制限弁
ドライウェルからペデスタル内の格納容器床ドレンサンプ及び格納容器機器ドレンサンプへ流入する配管に対して，ペデスタル外側に制限弁を設置する。
事故時においてペデスタル内水位を制御するため，ドライウェル圧力高信号及び原子炉水位異常低下（レベル１）信号が同時に発信した場合に自動閉止し，ペデスタル内への流入水を遮断する設計とする。

(2) 格納容器床ドレンサンプ導入管及び格納容器機器ドレンサンプ導入管
格納容器床ドレンサンプからの排水配管の入口に，床ドレンサンプ底部から 1m 高さのスワンネック形状の導入管を設置する。これにより，通常運転中からペデスタル内水位は約 1m で維持されるとともに，事故発生後にペデスタル内への流入水が生じた場合，ペデスタル内水位が 1m となるまで排水される設計とする。
また，格納容器機器ドレンサンプについても，床ドレンサンプ底部から 1.2m 高さ※のスワンネック形状の導入管を設置する。これにより，事故発生後の流入水によりペデスタル内水位が1.2m 以上となった場合には，格納容器床ドレンサンプ導入管と併せてペデスタルからの排水が可能となり，排水機能の信頼性が向上する。
※ 通常運転中に床ドレンと機器ドレンが混合することを防止するため，格納容器床ドレンサンプ導入管に対して高低差をもった設計とする。
各ドレンサンプ導入管は，排水性の確保及び意図した水位で排水を停止させるため，スワン別添 2－10

ネック形状の頂部付近に空気抜き孔を有する設計とする（図 3-1）。

空気抜き孔
スワンネック部流路
0.07m（口径：80A）

水位 1m

流れ方向

図 3-1 ドレンサンプ導入管の構造(3) ドレンサンプ導入管保護カバー
ペデスタル内での落下物により，格納容器床／機器ドレンサンプ導入管が損傷すること，また，異物の流入により排水流路が閉塞することを防止するため，各ドレンサンプ導入管の周囲に保護カバーを設置する。
保護カバーは，排水流路のスリット部の短辺よりも小さい開口径を多数有する板を用い，これを開口が重ならないよう二重に配置することで，線状の異物についても流入を防止する設計とする（図 3-2）。

別添 2－11

異物混入防止穴（以下）※異物の流入方向（直線的）に穴が重ならない設計とする。
以下
隙間

以下

ステンレス製
板厚は以上で 2 重構造にする
ことで照明・ケーブル等の異物落下にも耐える構造とする。
コリウムシールド

図 3-2 ドレンサンプ導入管保護カバーの構造(4) ドレンサンプ排水流路スリット部
ＲＰＶ破損時にペデスタルに落下したデブリが，各ドレンサンプの排水流路を通じてサプレッション・チェンバへ移行することを防止するため，ペデスタル床スラブのコンクリート内に高さ×幅

スリット部は厚さのスリット形状の流路を設置する（図 3-3）。のステンレスで製作し，流入したデブリの冷却及び凝固停止を促進する設計とする。また，横方向スリット部の長さは約とすることで，流入したデブリがスリット長さの範囲内で凝固停止することを確認している。デブリの凝固停止評価の詳細について
は，補足-270-2 の「補足 12 溶融炉心の排水流路内での凝固停止評価について」に示す。

別添 2－12縦方向スリット流路，ステンレス製

水の流れ
横方向スリット流路
ステンレス製

図 3-3 排水流路のスリット部の構造(5) ペデスタル排水配管及び排水弁
通常運転中，ペデスタルへ流入した格納容器床ドレン及び機器ドレンは，各ドレンサンプの導入管から排水され，下流の配管及び格納容器外側隔離弁を通じて原子炉建屋原子炉棟のドレンサンプへ導かれる。
事故発生時には，格納容器隔離信号により格納容器外側隔離弁は自動閉止されるため，各ドレンサンプの排水配管を分岐させベント管に接続することで，事故発生後のペデスタルからの排水を可能とする。
排水配管を接続するベント管は，真空破壊弁作動時のベント管内の上昇流がペデスタルからの排水に影響することがないよう，真空破壊弁が設置されていないものを選定する（図 3-4）。
ベント管接続部にはペデスタル排水弁を設置し，通常運転中から開状態としておく。事故発
生後，ＲＰＶ破損前のペデスタル注水により一旦水位を上昇させるが，その後排水により格納容器下部水位（ペデスタル床面高さ＋1.05m 検知用）が水位を検知しなくなった時点から約 6分後※に，自動で閉止する設計とする。
※ ペデスタル水位が 1.05m から 1m まで低下する時間（モックアップ試験より得られたス
リット部圧損係数を踏まえ評価した時間

別添 2－13機器ドレン排水配管(80A)（原子炉建屋原子炉棟機器ドレンサンプ設備へ）
床ドレン排水配管(80A)（原子炉建屋原子炉棟床ドレンサンプ設備へ）
ベント管
ベント管
ベント管
ベント管

ペデスタル床ドレンの排水経路となるもの（真空破壊弁なし 1 か所）
ペデスタル機器ドレンの排水経路となるもの（真空破壊弁なし 1 か所）
真空破壊弁付き（11 か所）
真空破壊弁なし（95 か所）

図 3-4 ペデスタル排水配管及び排水弁の配置

別添 2－14