資料番号：PS-6-1-5 改 0
平成 29 年 9 月 27 日
日本原子力発電株式会社

本資料のうち，は商業機密又は核物質防護上の観点から公開できません。

格納容器の過圧破損防止対策について

1.

格納容器の過圧破損防止対策
東海第二発電所では，炉心損傷後の主な格納容器の過圧破損防止対策として代替循環冷却系，格納容器圧力逃がし装置が考えられるが，両設備の系統
概要，使用時の信頼性，優先順位及びそれぞれの設備に期待した場合の格納容器ベント時間等について，以下にまとめる。

2.

代替循環冷却系及び格納容器圧力逃がし装置の系統概要(1) 代替循環冷却系の系統概要
格納容器除熱手段として，格納容器ベント遅延のために優先して使用する代替循環冷却系の信頼性向上のため，代替循環冷却系の系統構成は残留熱除去系Ａ系に接続する代替循環冷却系（以下「代替循環冷却系（Ａ系）」という）及び残留熱除去系Ｂ系に接続する代替循環冷却系（以下「代替循
環冷却系（Ｂ系）」という）の多重化設計とする。また，両系統ともサプレッション・プールを水源とした原子炉注水及びドライウェルスプレイ等を実施可能とする（別紙 1）。
(2) 格納容器圧力逃がし装置の系統概要
格納容器圧力逃がし装置は，サプレッション・チェンバ側及びドライウ
ェル側のいずれからも格納容器内の非凝縮性ガス等の排気が可能である（別紙 1）。

3.

代替循環冷却系の信頼性
代替循環冷却系のシステム非信頼度について，緊急用海水系及び常設代替
高圧電源装置を含めて概算評価した結果は以下のとおりである。代替循環冷1

却系の多重化（Ａ系及びＢ系）により，代替循環冷却系 1 系列（Ａ系のみの場合）に比べてシステム非信頼度が 1 桁程度低減する（別紙 2）。

4.

・

代替循環冷却系 2 系列（Ａ系及びＢ系）：

約 3×10－４ ／demand

・

代替循環冷却系 1 系列（Ａ系のみの場合）：

約 2×10－３ ／demand

有効性評価における代替循環冷却系の取扱いについて
代替循環冷却系の優先順位（格納容器ベントの遅延のために格納容器圧力逃がし装置よりも代替循環冷却系を優先して使用）及び代替循環冷却系の信頼性（多重化により信頼性が向上）を踏まえ，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）」の有効性評価では，
代替循環冷却系（Ａ系）及び（Ｂ系）に期待した評価としている。
一方で，代替循環冷却系による格納容器ベントの遅延効果を評価する観点からは，代替循環冷却系に期待せずに現実的な評価条件での格納容器ベント
時間を評価する。
さらに，遮蔽設備の設計や中央制御室の居住性評価等を保守的な条件で行う観点からは，代替循環冷却系に期待せずに保守的な評価条件での格納容器
ベント時間を評価する。

5.

格納容器ベント時間について(1) 代替循環冷却系を使用する場合
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）」では代替循環冷却系による格納容器除熱を実施するが，可燃性ガス（ジルコニウム－水反応により発生する水素及び水の放射線分解により発生する水素及び酸素）の蓄積により格納容器内が可燃領域に到達することを防止するため，格納容器ベントによる可燃性ガスの排出が必要とな
2

る。この可燃性ガスの排出のための格納容器ベント時間については，重大事故相当のＧ値を想定した場合には事故後約 40 日後（約 39.7 日後）となる。なお，Ｇ値の不確かさとして設計基準事故相当のＧ値を想定した場合には事故後約 122 時間後となる（別紙 3）。
(2) 代替循環冷却系に期待しない場合
代替循環冷却系に期待しない場合は，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による外部水源での格納容器スプレイによる格納容器冷却を実施し，その後，サプレッション・チェンバのベントラインが水没する前に格納容器ベントを実施することとなり，以下の２ケースについて格納容器ベント
時間を評価した。
ａ．現実的な評価条件での格納容器ベント時間
代替循環冷却系による格納容器ベントの遅延効果を評価する観点から，現実的な評価条件とした場合の格納容器ベント時間は，事故後約 25 時間となる。(1)の結果（事故後 40 日後の格納容器ベント）と比較すると，代替循環冷却系に期待することにより格納容器ベント開始が大幅に遅延することが確認できる。
ｂ．保守的な評価条件での格納容器ベント時間
遮蔽設備の設計や中央制御室の居住性評価等を保守的な条件で行う観点から，保守的な評価条件とした場合の格納容器ベント時間は，事故後
約 19 時間となる。この結果より，早期の格納容器ベントに至る想定とな
り，被ばく評価や遮へい設計のための評価として保守性を確保できる評
価上のシナリオとしている（別紙 4,5）。

3

別紙 1
代替循環冷却系及び格納容器圧力逃がし装置の系統概要

1.

代替循環冷却系について(1) 代替循環冷却系の系統概要
代替循環冷却系ポンプ（Ａ系）は原子炉建屋原子炉棟地下 2 階残留熱除去系（Ａ）熱交換器室に，代替循環冷却系ポンプ（Ｂ系）は原子炉建屋原
子炉棟地下 2 階残留熱除去系（Ｂ）熱交換器室に設置する。
また，代替循環冷却系（Ａ系）は残留熱除去系Ａ系に接続し，代替循環
冷却系（Ｂ系）は残留熱除去系Ｂ系に接続し，両系統ともサプレッション・
プールを水源とした原子炉注水及びドライウェルスプレイ等を実施可能な設計とする。
系統概要図を第 1 図に，代替循環冷却系ポンプの配置図を第 2 図に示す。
第 1 図の緑で囲った範囲は代替循環冷却系（Ｂ系）の格納容器スプレイラ
インと代替格納容器スプレイ冷却系（常設）のラインが一部重なるため，両系統による同時の格納容器スプレイは実施できない。

4

代替循環
冷 却 系
（Ｂ系）

代替循環
冷 却 系
（Ａ系）

第1図

代替循環冷却系の系統概要図

5

第2図

代替循環冷却系ポンプの配置図

6

(2) 代替循環冷却系（Ｂ系）の成立性
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）」では，代替循環冷却系と代替格納容器スプレイ冷却系（常設）を同時に使用しないため，代替循環冷却系（Ｂ系）を使用した場合でも事故進展に影響はない。
一方，格納容器破損モード「ＤＣＨ，ＦＣＩ，ＭＣＣＩ」では，原子炉
圧力容器破損後に代替循環冷却系（Ａ系）と代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による同時の格納容器スプレイを実施する条件で解析しているが，(1)に記載のとおり，代替循環冷却系（Ｂ系）と代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による同時の格納容器スプレイは実施できないことから，代替
循環冷却系（Ｂ系）のみを使用 ※ した条件でのＭＡＡＰ解析を実施した。
※

外部水源の持ち込みを制限し，サプレッション・プール水位の上昇抑制による格納容器ベント遅延を図り，可能な限り外部への影響を軽減する観点から，
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）より代替循環冷却系（Ｂ系）を優先して使用することを想定

格納容器破損モード「ＤＣＨ，ＦＣＩ，ＭＣＣＩ」のベースケースの解析条件と本解析条件の比較を第 1 表に示す。また，本評価ケースにおける格納容器圧力挙動を第 3 図に，格納容器温度挙動を第 4 図に示す。有効性評価の評価項目である格納容器温度 200℃以下，圧力 620kPa[gage]以下に抑えられることを確認した。

7

第1表

ベースケースの解析条件と本解析条件の比較
ベースケース

注 水 及 び 又 は ス プレ イを実施する系統

代 替 循 環 冷 却 系 の機 器
条件・操作条件

代 替 格 納 容 器 ス プレ イ
冷 却 系 （ 常 設 ） の機 器
条件・操作条件

格納容器下部注水系（ 常 設 ） の 機 器 条件 ・
操作条件

評価ケース

・原子炉注水
代替循環冷却系（Ａ系）
・格納容器スプレイ
代替循環冷却系（Ａ系）
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）・ペデスタル注水
格納容器下部注水系（常設）・事象発生 90 分後から 250m ３ ／h でドライ
ウェルスプレイを実施
・ＲＰＶ破損後に格納容器圧力が低下傾向に転じて 30 分後，150m３ ／h でドライウェルスプレイ，100m ３ ／h で原子炉注水を実施
・原子炉圧力破損＋6 分後から 300ｍ ３ ／h
でドライウェルスプレイを実施し，ＲＰ
Ｖ破損後に格納容器圧力が低下傾向に転じて 30 分後に停止
・その後，間欠スプレイ（格納容器圧力 400～465kPa[gage]）を実施
・原子炉圧力破損後＋7 分後から 80ｍ ３ ／h
で 格 納 容 器 下 部 水 位 制 御 （ 水 位 2.25～
2.75m）を実施

8・原子炉注水
代替循環冷却系（Ｂ系）
・格納容器スプレイ
代替循環冷却系（Ｂ系）
・ペデスタル注水
格納容器下部注水系（常設）

ベースケースと同じ（実施しない）ベースケースと同じ

0.8
ドライウェルサプレッション・チェンバ
0.62MPa[gage]
0.6
格
納
容
器
圧
力

代替循環冷却系（Ｂ系）による格納容器除熱継続（約 90 分以降）
により，原子炉圧力容器破損後に伴う圧力上昇を 0.62MPa[gage]
未満（最大圧力約 579kPa[gage]）に抑制
0.4(MPa[gage])
原子炉 圧力 容器 破損 及び ペデ スタ ル （ドラ イウ ェル 部） への溶融炉心落下（約 4.5 時間）に伴う圧力上昇
0.2

逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉急速減圧（約 38 分）に伴う圧力
0.0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2TQUV3H9D000

第3図「ＤＣＨ，ＦＣＩ，ＭＣＣＩ」シーケンスにおける格納容器圧力挙動（代替循環冷却系（Ｂ系）を使用した場合）

300
ドライウェルサプレッション・チェンバ

格
納
容
器
温
度

200

（℃）

100

200℃
代替循環冷却系（Ｂ系）による格納容器除熱による温度低下
代替循環冷却系（Ｂ系）による格納容器除熱継続（約 90 分以降）により，原子炉圧力容器破損後に伴う温度上昇を 200℃未満に抑制

原子炉圧力容器破損及びペデスタル（ドライウェル部）
への溶融炉心落下（約 4.5 時間）に伴う温度上昇
逃がし安全弁（自動減圧機能）による原子炉急速減圧（約 38 分）に伴う温度上昇

0
0

24

48

72

96

120

144

事故後の時間(hr)JOB No.MA47BNT2TQUV3H9D000

第4図「ＤＣＨ，ＦＣＩ，ＭＣＣＩ」シーケンスにおける格納容器温度挙動（代替循環冷却系（Ｂ系）を使用した場合）

9

168

2.

格納容器圧力逃がし装置について
格納容器圧力逃がし装置はサプレッション・チェンバ側及びドライウェル
側，いずれからも排気できる設計とする。サプレッション・チェンバ内でのスクラビング効果が期待できるサプレッション・チェンバ側からのベントを第一優先とするが，何らかの原因でサプレッション・チェンバ側からのベントができない場合にはドライウェル側からのベントを行う。
第 5 図に格納容器圧力逃がし装置の系統概要図を示す。

10

第5図

11

原子炉圧力容器

サプレッション・チェンバ

ドライウェル

格納容器圧力逃がし装置の系統概要図
MO

＊2

AO

MO

＊1

原子炉建屋原子炉棟

MO

AO

AO

＊5

＊4

格納容器

AO
AO

AO

MO

＊3

原子炉建屋
ガス処理系へ

＊4
＊5

＊1
＊3

RE

原子炉建屋付属棟

廃棄物
処理設備へ

遠隔人力操作機構

＊2

圧力開放板

放射線モニタRE※系統構成はＷ／Ｗベント時の状態を示す。

排気筒

付属室

補給水
ライン

フィルタ装置格納槽

MO

フィルタ装置

窒素供給
ライン

Ｄ／Ｗベント及びＷ／Ｗベント共通の流路

ウェットウェル（Ｗ／Ｗ）ベントの流路

水素濃度計
H2E

耐圧強化
ベント系

MO

換気空調系へ

原子炉隔離時冷却系
真空ポンプより

不活性ガス系

ドライウェル（Ｄ／Ｗ）ベントの流路

MO

MO

別紙 2
代替循環冷却系のシステム非信頼度について

1.

はじめに
フォールトツリー手法を用いて，代替循環冷却系 2 系列（Ａ系及びＢ系）の場合に加え，代替循環冷却系 1 系列を想定した場合（Ａ系のみの場合）におけるシステム非信頼度を評価した。

2.

評価条件
・代替循環冷却系のシステム非信頼度の評価範囲は，代替循環冷却系による原子炉への注水及び格納容器スプレイ，緊急用海水系による補機冷却，及び常設代替交流電源設備による電源供給とした。
・代替循環冷却系の成功基準は，1 系列とした。
・緊急用海水系の成功基準は，ポンプ 2 台中 1 台とした。
・常設代替交流電源設備の成功基準は，常設代替高圧電源装置 5 台中 2 台
とした。

3.

評価結果
代替循環冷却系のシステム非信頼度を，第 1 図のフォールトツリーを用いて評価した。その結果，表 1 に示すとおり，代替循環冷却系（Ａ系及びＢ系）のシステム非信頼度は約 3×10 －４ ／demand，1 系列を想定した場合（Ａ系のみの場合）の非信頼度は約 2×10 －３ ／demand となり，代替循環冷却系の多重化設計により，システム非信頼度は 1 系列時に比べて 1 桁程度低減する結果となった。
なお，代替循環冷却系のサポート系として利用可能な残留熱除去系海水系，代替残留熱除去系海水系及び非常用交流電源等によるバックアップに期待し12た場合の非信頼度は約 3×10 －４ ／demand となり，代替循環冷却系を多重化することでシステム非信頼度は 2 桁程度低減する結果となった。
以上より，代替循環冷却系は 1 系列でも高い信頼性を有している系統であるが，多重化することによりさらに信頼性が向上する結果となっており，格
納容器圧力逃がし装置による格納容器の除熱が必要となる確率は非常に小さい。

第1表

代替循環冷却系のシステム非信頼度

13

システム非信頼度（／demand）
サポート系を限定した場合他のサポート系にも期待した場合代替循環冷却系 1 系列

約 2×10－３

約 1×10－３

代替循環冷却系 2 系列

約 3×10－４

約 3×10－５

≒0.2

≒0.03

低減割合（代替循環冷却系 2 系列
／代替循環冷却系 1 系列）

13

①代替循環冷却系-A，B
失敗（3×10－４ ）②フロントライン系
失敗⑤サポート系失敗（3×10－４ ）（3×10－５ ）14

追加部分③代替循環冷却系-A
失敗（1×10－３ ） ※④代替循環冷却系-B
失敗⑥緊急用海水系による
代替循環冷却系への海水供給失敗⑦緊急用電源受電失敗（1×10－３ ） ※（3×10－４ ）（4×10－５ ）※第1図

システム非信頼度の評価に用いたフォールトツリー

14

多重化した場合の評価では，動的機器の動的故障
モードに共通原因故障を考慮別紙 3
雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）における格納容器ベント時間

1.

重大事故相当のＧ値を想定した場合
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）」において重大事故相当のＧ値を想定した場合の窒素注入条件を第1 表に示す。格納容器内酸素濃度 4.0vol%（ドライ条件）に到達した時点でサプレッション・チェンバに 200Nm３ ／h にて窒素を注入開始し，格納容器圧力
310kPa[gage]まで注入継続することにより，事故後約 40 日後（約 39.7 日後）に格納容器ベント基準となる格納容器内酸素濃度 4.3vol%（ドライ条件）に到達する結果となった。この場合の格納容器圧力挙動を第 1 図に，格納容器
温度挙動を第 2 図に示す。

2.

設計基準事故相当のＧ値を想定した場合
酸素濃度上昇を厳しくする設計基準事故相当のＧ値を想定した場合の窒素注入条件を第 2 表に示す。1.と同様に格納容器内酸素濃度 4.0vol%（ドライ条件）に到達した時点でサプレッション・チェンバに 200Nm３ ／h にて窒素を注入開始するが，窒素を注入しても酸素濃度の上昇が継続する場合は，追加
でドライウェルに 200Nm ３ ／h にて窒素を注入開始する。その後，310kPa[gage]まで注入継続した後に一旦窒素注入を停止するが，再度格納容器内酸素濃度
4.0vol%（ドライ条件）に到達した時点で窒素注入を再開する。この場合の窒素注入は，初期の窒素注入と同様に，まずサプレッション・チェンバに窒素注入を開始し，その後，酸素濃度の上昇により追加でドライウェルに窒素注入することとするが，窒素注入の停止は 465kPa[gage]到達時点とする。
この結果，事故後約 122 時間後に格納容器ベント基準となる格納容器内酸15

素濃度 4.3vol%（ドライ条件）に到達する結果となった。この場合の格納容器圧力挙動を第 3 図に，格納容器温度挙動を第 4 図に示す。

第1表

重大事故相当のＧ値を想定した場合の窒素注入条件
時間

窒素注入条件①

PCV 酸素 4.0vol%（ドライ条件）到達S /C への窒素注入開始（窒素 198m3/h，酸素 2m3/h にて注入）②

PCV 圧力 310kPa[gage]到達

S/C 及び D/W への窒素注入停止※

PCV：格納容器，S/C：サプレッション・チェンバ，D/W：ドライウェル

第2表

設計基準事故相当のＧ値を想定した場合の窒素注入条件
時間※

窒素注入条件①

PCV 酸素 4.0vol%（ドライ条件）到達S /C への窒素注入開始（窒素 198m3/h，酸素 2m3/h にて注入）②

酸素濃度が上昇傾向（解析上は①実施 30 分後）

S/C への窒素注入は継続
D/W への窒素注入開始（窒素 198m3/h，酸素 2m3/h にて注入）③

PCV 圧力 310kPa[gage]到達

S/C 及び D/W への窒素注入停止④

PCV 酸素 4.0vol%（ドライ条件）到達S/C への窒素注入開始（窒素 198m3/h，酸素 2m3/h にて注入）⑤

酸素濃度が上昇傾向（解析上は④実施 30 分後）

S/C への窒素注入は継続
D/W への窒素注入開始（窒素 198m3/h，酸素 2m3/h にて注入）⑥

PCV 圧力 465kPa[gage]到達

S/C 及び D/W への窒素注入停止

PCV：格納容器，S/C：サプレッション・チェンバ，D/W：ドライウェル

16

800
ドライウェルサプレッション・チェンバ
600
格
納
容
器
圧
力

格納容器圧力 310kPa[gage]（1Pd）到達にて可搬型窒素供給装置による窒素供給停止（約 163 時間）
格 納 容 器 酸 素 濃 度 （ ド ラ イ 条 件 ） 4.3vol%到 達にてサプレッション・チェンバ側からベントを実施（約 953 時間）（約 39.7 日）

400(kPa[gage])200

格 納 容 器 酸 素 濃 度 （ ド ラ イ 条 件 ）4.0vol%到
達にて可搬型窒素供給装置による格納容器
への窒素供給操作開始（約 84 時間）
0
0

10

20

30

40

50

60

70

事故後の時間(day)第1図

格納容器圧力挙動（重大事故相当のＧ値を想定）※

格納容器から原子炉建屋への漏えいを考慮

300
ドライウェルサプレッション・チェンバ

格
納
容
器
温
度

200

（℃）

100

格 納 容 器 酸 素 濃 度 （ ド ラ イ 条 件 ） 4.3vol%到 達にてサプレッション・チェンバ側からベントを実施（約 953 時間）（約 39.7 日）

0
0

10

20

30

40

50

60

70

事故後の時間(day)

第2図

格納容器雰囲気温度挙動（重大事故相当のＧ値を想定）※

17

格納容器から原子炉建屋への漏えいを考慮

0.8
格 納 容 器 圧 力 465kPa[gage]
格納容器圧力 310kPa[gage]（1Pd） （1.5Pd）到達にて可搬型窒素到 達に て 可 搬 型 窒 素 供 給 装 置 に よ 供給装置 によ る窒素 供給停止
（約 88 時間）
る窒素供給停止（約 49 時間）
0.6
格
納
容
器
圧
力
(MPa[gage])0.2
格納容器酸素濃度（ドライ条件）4.0%
到達にて可 搬型窒 素供給 装置 1 台による格納容器への窒素供給操作開始（約 21 時間）

0.0
0

24

サプレッション・チェンバ格 納 容 器 酸 素 濃 度 （ ド ラ イ 条 件 ） 4.3vol%到 達にてサプレッション・チェンバ側からベントを実施（約 122 時間）

可搬型窒素供給装置 1 台に
よ る窒 素 注 入 開始 後 ， 格 納
容 器酸 素 濃 度 が上 昇 す る こと を確 認 し ， 可搬 型 窒 素 供
給装置 2 台による格納容器
への窒素供給操作開始

0.4

ドライウェル48

格納容器酸素濃度（ドライ条件）
4.0%到達 にて 可搬型 窒素 供給装
置 1 台による格納容器への窒素供給操作開始その後 ，格納 容器 酸素濃 度上昇を確認 し，可 搬型 窒素供 給装置
2 台による格 納容 器への 窒素供給操作開始（約 54 時間）

72

96

120

144

168

事故後の時間(hr)JOB No.MA47BNT2AE--WH9Q001

第3図

格納容器圧力挙動（設計基準事故相当のＧ値を想定）

300
ドライウェルサプレッション・チェンバ

格
納
容
器
温
度

200

（℃）

100

格 納 容 器 酸 素 濃 度 （ ド ラ イ 条 件 ） 4.3vol%到 達にてサプレッション・チェンバ側からベントを実施（約 122 時間）

0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(hr)JOB No.MA47BNT2AE--WH9Q001

第4図

格納容器温度挙動（設計基準事故相当のＧ値を想定した感度解析）

18

別紙 4
代替循環冷却系に期待しない場合における格納容器ベント時間

1.

解析ケース
代替循環冷却系に期待しない場合は，外部水源による格納容器スプレイにより可能な限り格納容器ベントを遅延させることとするが，格納容器スプレ
イ水の水温，格納容器スプレイ流量等の解析条件により，格納容器ベント時間に違い生じる。そこで，代替循環冷却系による格納容器ベント遅延効果を評価する観点（格納容器ベント遅延効果確認ケース）及び遮蔽設備の設計や中央制御室の居住性評価等を保守的な条件で行う観点（遮蔽設備設計等のための保守的ケース）の２ケースの解析を実施した。両ケースで異なる解析条
件を第 1 表に示す。

第1表

両ケースで異なる解析条件

解析ケース

解析条件

評価目的

①

格納容器ベント
遅延効果
確認ケース

・外部水源温度（スプレイ温度）
代替淡水貯槽の水量が 1000m３ まで：20℃
代替淡水貯槽の水量が 1000m３ 到達以降：35℃
・格納容器スプレイ流量：70～90m３ ／h・ペデスタル（ドライウェル部）水位：1m

代替循環冷却系による格納容器ベント遅延効果を確認する観点から，代替循環冷却系に期待しない場合におけるより現実的な評価条件による格納容器ベント時間を評価するため②

遮蔽設備設計等のための保守的ケース

・外部水源温度（スプレイ温度）：35℃一定・格納容器スプレイ流量：130m３ ／h・ペデスタル（ドライウェル部）水位：0m

遮蔽設備設計（格納容器圧力逃がし装置，中央制御室の遮へい設計），被ばく評価（中央制御室の居住性評価，現場作業の成立性，環境条件設定）を保守的な条件で行う
ため

2.

解析条件の妥当性(1) 外部水源温度（スプレイ温度）
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の水源となる代替淡水貯槽は地下式のタンクであること，代替淡水貯槽の水量が 1,000m３ 以下となった場合には淡水貯水池から代替淡水貯槽に補給を実施することを踏まえ，次のよ19うに設定した。
・格納容器ベント遅延効果確認ケースでは，代替淡水貯槽の最大水位が地下 2m 位置であること及び第 1 図に示すとおり地下 2m の地中温度の最大が 19.1℃であることを踏まえ，代替淡水貯槽の温度を 20℃とし，代替淡水貯槽の水量が 1,000m３ までは外部水源温度を 20℃とした。また，代替
淡水貯槽の水量が 1,000m３ 以下となった以降は，淡水貯水池の温度である 35℃（第 2 図に示すとおり一般的な湖沼の温度が 35℃以下であることを踏まえ設定）とした。
・遮蔽設備設計等のための保守的ケースでは，より温度が高いと考えられ
る淡水貯水池の温度を代替淡水貯槽にも適用し，外部水源温度は 35℃一定とした。
(2) 格納容器スプレイ流量
・実手順では，設備設計上の最低流量である 70m３ /h を下限として，400～
465kPa[gage]の圧力制御範囲において，連続スプレイにより可能な限り高い圧力に維持するよう流量を調整することとする。これを踏まえ，格納容器ベント遅延効果確認ケースでは，(1)の外部水源温度条件でのＭＡ
ＡＰ解析において連続的なスプレイとなる流量：70～90m３ ／h とした（参考）。
・遮蔽設備設計等のための保守的ケースでは，サプレッション・プールの蓄水が早くなる条件として，最大のスプレイ流量である 130m３ ／h を設定した。
(3) ペデスタル（ドライウェル部）の水位
・ペデスタル（ドライウェル部）の水位は，ＭＡＡＰ解析において格納容
器内の熱容量に寄与する。これを踏まえ，格納容器ベント遅延効果確認
ケースでは，実運用に沿った水位として 1m とした。
20

・遮蔽設備設計等のための保守的ケースでは，格納容器内の熱容量に寄与するペデスタル（ドライウェル部）の水位は保守的に 0m とした。

35.0
地下 2m における最大温度 19.1℃（ 10 月）

30.0

地面
地下5㎝
地下10㎝

25.0
温度（℃）

地下20㎝
20.0

地下30㎝
地下50㎝

15.0

地下1m
地下2m

10.0

地下3m
地下5m

5.0

地下10m
0.0
1月

2月

第1図

3月

4月

5月

6月

7月

8月

9月

10月

11月

12月

地中温度の年間月別平均温度の変動（水戸市）（「地中温度等に関する資料」（農業気象資料第 3 号, 1982）に基づく）

第2図

霞ヶ浦の水温変化（水深 20cm）（国立環境研究所

地球環境研究センターHP に基づく）
21

3.

解析結果
格納容器ベント遅延効果確認ケース及び遮蔽設備設計等のための保守的ケースの格納容器圧力及び温度挙動を第 3 図から第 6 図に示す。
格納容器ベント遅延効果確認ケースの格納容器ベント時間は事故後約 25
時間後となり，格納容器ベント時間が事故後 24 時間よりも遅延する結果となった。一方で，遮蔽設備設計等のための保守的ケースの格納容器ベント時間
は事故後約 19 時間後となった。

22

Ｌ ＯＣ Ａ 破 断 口 か ら の 蒸 気 流 出 に 伴 い 格 納 容 器 圧 力 が 上 昇 す る
た め常 設 低 圧 代 替 注 水 系 ポ ン プ を 用 い た 代 替 格 納 容 器 ス プ レ イ
冷却系（常設）による格納容器冷却操作（25 分）を実施し格納
容器圧力の上昇を抑制

ドライウェルサプレッション・チェンバ
0.62MPa[gage]

常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作（約 3.9 時間）に伴う圧力変化
最大圧力 約 0.47MPa[gage]（約 3.9 時間）
格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作（約 25 時間）の実施に伴う格納容器圧力の低下

第3図

格納容器圧力挙動（格納容器ベント遅延効果確認ケース）

最高温度 約 202℃（壁面温度 約 137℃）（約 0.7 時間）
壁面最高温度 約 157℃（約 3.9 時間）

ドライウェルサプレッション・チェンバ

200℃
常設低圧代替注水系ポン プを用いた 代替格納容器スプレイ冷 却系（常設 ）による格納容器冷却操作（約 3.9 時間）に伴う温度低下

格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作（約 25 時間）
その後、崩壊熱の低下とともに徐々に格納容器雰囲気温度低下
Ｌ ＯＣ Ａ 破 断 口 か ら の 蒸 気 流 出 に 伴 い 格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 が 上 昇 す る た め 常 設 低 圧 代 替 注水 系
ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作（25 分）を実施し格納容器雰囲気温度の上昇を抑制する

第4図

格納容器雰囲気温度（格納容器ベント遅延効果確認ケース）

23

0.8

ＬＯＣＡ破断口からの蒸気流出及び原子炉注水に伴って発生する過熱蒸気による格納容器圧力上昇を抑制するため，常設低圧代
替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作（25 分）を実施

0.6
格
納
容
器
圧
力

ドライウェルサプレッション・チェンバ
0.62MPa[gage]

常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設 ）による格納容器冷却操作（約 3.9 時間）に伴う圧力変化
最大圧力 約 0.47MPa[gage]（約 3.9 時間）

格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作（約19 時間）の実施に伴う格納容器圧力の低下

0.4(MPa[gage])

0.2

0.0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2AE--3GBU007

第5図

格納容器圧力挙動（遮蔽設備設計等のための保守的ケース）

300
最高温度 約 202℃（壁面温度 約 137℃）（約 0.7 時間）
壁面最高温度 約 157℃（約 3.9 時間）

ドライウェルサプレッション・チェンバ格納容 器雰囲 気温度

200℃

格
納
容
器
温
度

200

（℃）

100

常設低圧代替注水系ポン プを用いた 代替格納容器スプレイ冷 却系（常設 ）による格納容器冷却操作（約 3.9 時間）に伴う温度低下

格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作（約 19 時間）
その後、崩壊熱の低下とともに徐々に格納容器雰囲気温度低下
ＬＯＣＡ破断口からの蒸気流出に伴い格納容器雰囲気温度が上昇するため常設低圧代替注水系
ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作（25 分）を実施し格納容器雰囲気温度の上昇を抑制する

0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2AE--3GBU007

第6図

格納容器雰囲気温度挙動（遮蔽設備設計等のための保守的ケース）

24

4.

外部水源温度の運転上の制限について
代替循環冷却系に期待しない場合において，外部水源温度を 20℃に設定した格納容器ベント遅延効果確認ケースと，外部水源温度を 35℃に設定した遮蔽設備設計等のための保守的ケースの格納容器ベント時間を評価しているが，外部水源温度における運転上の制限を設定する観点では，設備設計を担保す
る遮蔽設備設計等のための保守的ケースの条件である，外部水源温度 35℃を
運転上の制限として設定することが適切と考える。

25

参考
スプレイ流量制御の下限値の設定について

格納容器スプレイによるエアロゾル除去効果については，ＭＡＡＰコードにおいて取扱っており，スプレイ液滴径と相関があるため，スプレイ流量を低下させた場合，液滴径が大きくなることで十分なエアロゾル除去効果が確保されないおそれがある。そのため，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）」の有効性評価において，ＭＡＡＰ解析で有効性を確認している液滴径である 2mm が確保される流量を連続スプレイ流量制御の下限値として設定する。流量制御の下限値の設定に当たっては，実験 [1]による知見に基づき，格納容器スプレイ流量の下限値を設定する。

1.

実験の知見及び考察
実験の結果を第 1 表に示す。第 1 図に示すとおり，実験結果の液滴径にはばらつきがあるが，ノズル当たりの流量がL／min 以上であれば，液滴径の平均は 2mm 以下となることが確認されている。

第1表

ノズル当たりの流量と平均液滴径の関係

26

第1図

スプレイ液滴径の実験結果（ノズル当たりの流量

2.

）

流量制御の下限値の設定
東海第二発電所におけるスプレイヘッダのノズル数は個であり，上述のとおり，液滴径 2mm を確保するために必要なスプレイノズル当たりのスプ
レイ流量はL／min 以上であるため，下式に示すとおり，15m ３ ／h 以上のスプレイ流量が液滴径を確保する観点で必要となる。
○系統流量＝＝（L／min／ノズル）×（ノズル）（L／min）＝14.28（m３ ／h）

なお，連続スプレイを想定した場合の影響評価（外部水源温度 35℃）では保守的に安定して 1 ㎜以下の液滴径を確保する流量として，第 1 表よりノズ
ル当たりの流量をL／min を設定し，上式の計算式により 102m３ ／h を評価条件としている。

[1]

共同研究報告書，放射能放出低減装置に関する開発研究（PHASE2）（平成5 年 3 月）27

別紙 5
ドライウェルベントによる格納容器ベント時間の遅延について

1.

はじめに
代替循環冷却系に期待しない場合において，サプレッション・プール通常水位＋6.5m（サプレッション・チェンバ側からの格納容器ベント実施判断基準）に到達後も外部水源によって格納容器スプレイを継続することにより格
納容器ベント時間の遅延を図り，その後ドライウェル側からベントを実施することも考えられる。そこで，本運用を想定した場合の格納容器ベント時間を解析により評価した。

2.

解析条件
(1) 外部水源温度（スプレイ温度）
別紙 4 の格納容器ベント遅延効果確認ケースと同様に，代替淡水貯槽の
水量が 1,000m３ までは外部水源温度を 20℃とし，代替淡水貯槽の水量が1,000m３ 以下となった以降は，淡水貯水池の温度である 35℃とした。
(2) 格納容器スプレイ流量
実手順ではスプレイ流量を 70～130m ３ ／h の範囲で調整することを踏まえ，中間的な 102m ３ ／h のスプレイ流量とした。
(3) ペデスタル（ドライウェル部）の水位・別紙 4 の格納容器ベント遅延効果確認ケースと同様に 1m とした。
(4) 格納容器ベント実施基準
サプレッション・プール通常水位＋6.5m に到達後も外部水源によって格
納容器スプレイを実施しドライウェルへの蓄水を継続すると，ドライウェ
ル気相部の体積が小さくなること等の影響により，スプレイを継続しても格納容器圧力が 0.465MPa[gage]を超えて上昇する。ドライウェルベントに28

よる格納容器ベント時間の遅延策を採用した場合，0.465MPa[gage]を超過
してスプレイ流量を増加しても格納容器圧力が抑制できないと判断することにより格納容器ベントを実施すると想定し，解析上は 0.500MPa[gage]（1.6Pd）到達で格納容器ベントを実施することとした。

3.

解析結果
格納容器圧力の推移を第 1 図，格納容器雰囲気温度の推移を第 2 図に，格納容器水位の推移を第 3 図に示す。
スプレイの継続によりドライウェルへの蓄水が継続すると，格納容器圧力が 0.465MPa[gage]を超えて上昇し，ドライウェルベント時間は事象発生約 41
時間後（0.500MPa[gage]（1.6Pd）到達）となった。

4.

ドライウェルベントによる格納容器ベント時間の遅延策を採用時の悪影響
第 3 図のとおりドライウェルには水位 5m 程度まで蓄水することとなる。重
大事故と地震の組合せ評価において運転状態Ｖ(LL)での基準地震動Ｓｓとの組み合わせを想定すると，運転状態Ｖ(LL)時までには格納容器内の高線量の水を格納容器外に排水する対策が必要となり，建屋内での設備の復旧等の作業に悪影響を及ぼす可能性等が考えらえる。
また，第 4 図のとおり，真空破壊弁水没後も外部水源によってスプレイを実施する場合は，水の放射線分解によりサプレッション・プールで発生した
水素・酸素がサプレッション・チェンバ上部の気相部に滞留し，いずれは可燃領域に到達するおそれがあるため，ドライウェルへ蓄水する場合にはサプ
レッション・チェンバ内の全てのガスを確実にドライウェルに移行する対策等が必要となる。

29

0.8

常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器ス
プレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作（102m
３／h 一定）（約 3.9 時間）
0.6
格
納
容
器
圧
力

ドライウェルサプレッション・チェンバ

Ｓ／Ｐ通常水位＋6.5m 到達（約 24 時間）
Ｄ ／ Ｗ 気 相 部 の 体 積 が 小 さ く な る こ と 等 の 影 響 に より 格 納
容器圧力が上昇する。スプレイ流量を増加させるが，500kPa[gage]（1.6Pd）到達により ， ／Ｗスプレイによる圧力抑制ができないと判断し，Ｄ／ Ｗ側からの格納容器ベントを実施（約 41 時間）

0.4(MPa[gage])

0.2

0.0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)第1図

格納容器圧力の推移

300
ドライウェルサプレッション・チェンバ

格
納
容
器
温
度

200

（℃）

100

Ｄ／Ｗ側からの格納容器ベントを実施（約 41 時間）

0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)第2図

格納容器雰囲気温度の推移

20
ドライウェルサプレッション・チェンバ（Ｓ／Ｃの水位 0m とはＳ／Ｐ底部のこと）

15
格
納
容
器
内
水
位
(ｍ)

10

Ｄ／Ｗ側からの格納容器ベントに伴うＤ／Ｗ圧力低下によって，一時的にＳ／ＰからＤ／Ｗにプール水が移行する

5（Ｄ／Ｗの水位 0m とはダイヤフラムフロア高さのこと）
Ｄ／Ｗへ蓄水開始

0
0

24

48

72

96

事故後の時間(h)第3図

格納容器水位の推移
30

120

144

168

ペデスタル（ドライウェル部）

ドライウェル

真空破壊弁水没後も外部水源によってＤ／Ｗスプレイを実施する場合は，Ｓ／Ｃ上部の気相部に水素・酸素が滞留し，いずれは可燃領域に到達するおそれがある
ベントライン下端
通常水位＋8.143m(底部から＋15.173m)

外部注水制限水位
通常水位＋6.500m（底部から＋13.530m）

真空破壊弁下端＜最も高い 1 弁＞
通常水位＋7.856m（底部から＋14.886m）＜その他 10 弁＞
通常水位＋6.966m（底部から＋13.996m）

サプレッション・チェンバ第4図

サプレッション・プール通常水位（底部から＋7.030m）

Ｓ／Ｐ水位上昇時のイメージ図31