３中央制御盤①仕様
設備機能効果

大型表示盤

固定画面（３面）

情報への共通認識

・プラントの主要系統を表示の醸成

・主要パラメータを表示
・主要機器の状態表示
可変画面（１面）
・運転支援情報の自動表示
・任意画面の選択表示
監視・操作一体型

タッチスクリーン

誤認識・誤判断のタッチスクリーン・制御対象の値とトレンドを制御

防止器と同時表示・制御器の選択に応じたパラメー
タ表示への自動切替え
新型警報システム

警報窓

重要警報の見落と・プラント状態に応じて、表示色し防止（赤、黄）を変更
計算機による監視

運転員の負担軽減

計算機
・事故時の自動起動機器の動作確
認の代替

②機器構成
・テレビ画面による監視・操作が主となることから、故障時の予備を考慮した設計とする。
・また、操作に時間的な余裕がないもの（プラントトリップ等）、長時間連続的に操作するもの（制御棒操作等）についてはハードスイッチを設置する設計としている。
分類
操作に時間的な余裕ないもの

ハードスイッチ操作
原子炉トリップ
タービントリップ
発電機緊急停止
安全注入動作格納容器スプレイ動作格納容器隔離
格納容器換気系隔離
主蒸気隔離
中央制御室換気系隔離- 41 -

発電機窒素封入／軸シール
タービン発電機非常停止
主給水ポンプタービン非常停止
長時間連続的に操作するもの

制御棒挿入／引抜操作器③検証試験
・新型中央制御盤について、監視操作画面の表現（視認性、識別性）や画面体系、機器の配置について検討・検証を行った後、それらを組み合わせて模擬運転検証を行っている。
・開発の各段階においては、運転員による検証を行い知見の反映や改善を行っている。
④計測制御設備デジタル化・信頼性、運転性、保守・試験性、経済性の向上という多様なニーズと、アナログ回路の製造・供給の終了というメーカー動向を踏まえ、計測制御設備のデジタル化を図っている。
項目

ニーズ

信頼性の向上多重性の増加、故障の早期検知

運転性の向上

運転余裕の向上、制御性の改善

保守・試験性の向上

故障箇所の同定の自動化、保守項目の削減、保守要領の簡素化、試験項目の削減

経済性の向上

設備物量の削減、予備品の削減

・最新ＰＷＲプラント（大飯３、４号機）では、制御系のみデジタル化し、保護系は従来通りアナログとしていたが、敦賀３、４号機では両系ともデジタル化している。なお、ＢＷＲではすでにＡＢＷＲの柏崎刈羽６、７号機で、両系デジタル化されている。
・また、一般産業（鉄鋼、化学プラント）や国内外火力プラントでは、計測制御設備のデジタル化とタッチオペレーション制御盤が広く採用されており、国外原子力プラン
トでは、保護系まで含めた計測制御設備全体のデジタル化が進められてきている。

- 42 -

中央制御盤(電共研 動的検証設備)
大型表示盤(固定表示)
大型表示盤(可変表示)

主盤

中央制御盤(電共研 模擬運転検証設備)
大型表示盤 プラント全体状況の把握を容易化､運転員全体による情報の共有化
固定表示部

可変表示部

警報シートVDU
ハード操作器

安全系操作FDP

警報VDU

監視操作VDU

安全系監視FDP

警報VDU
警報シートVDU

c. 安全系操作ＦＤＰ

監視VDU

運転指令卓
VDU : Visual Display Unit
（CRT又は液晶パネル）- 43 -

主盤
監視と操作の集中･集約化

FDP : Flat Display Panel（液晶パネル）

大型表示盤画面
プラント全体情報を常時固定位置に表示することにより､全体状況の把握を容易化させるとともに､運転員全員の共通認識を醸成

固定画面

可変画面

mプラントの主要系統をミミック状に表示

m運転支援情報を自動表示

m主要パラメータを機器シンボル近傍に表示(異常時･事故時)

m機器シンボルを用いて機器の状態(運転/停止､警報)を表示

m任意画面の選択表示

監視操作画面(制御器画面)
制御対象の変化傾向､変化量を監視しながら操作可能

制御器は､対象パラメータの値とトレンドを制御器と同一画面にまとめて表示｡
制御器の選択に合わせて対応するパラメータの表示に自動で切替わる｡- 44 -

新型警報システムq 因果関係が明らかな警報を抑制
例:RCPトリップ警報の表示色
従来型(抑制無し)新型(抑制有り)

単なる RCP トリップ

赤赤

電源喪失による RCP トリップ

赤黄q 敦賀3,4号機での改良点(大飯3,4号機に比べて)m 適用範囲を拡大(換気空調系､電気系､RMSにも適用)
m 抑制信号の拡大(例:｢タービントリップ+復水ポンプ停止｣で復水器水位低警報を抑制)

赤警報の発信数低減
警報多発時の重要警報の見落とし防止
例：SGTR時の赤警報発信数 大飯3,4号機:71個 ⇒ 敦賀3,4号機:24個

監視操作の比較
SGTRの場合(従来型中央制御盤vs新型中央制御盤)

警報発信
破損SG判別SI作動
汚染拡大防止破損SG隔離
RCS減温
RCS減圧
SI停止
所内電源復旧RCS冷却監視操作
従来型中央制御盤
1. SI 作動(警報発信)
警報窓
2. 原子炉トリップ､タービン 主盤表示灯
トリップの確認
トリップ遮断器開放
全制御棒炉底位置
タービン補助盤表示灯
主蒸気止め弁､蒸気加減弁､等の閉止(20 台)
3. 常用系母線の受電遮断 警報､所内盤表示灯
器開放を確認4. DG 自動起動の確認
所内盤表示灯
5. 安全系補機の停止確認 原子炉補助盤表示灯
6. CV 隔離(T 信号)､隔離 警報窓
弁閉止の確認
状態確認(69 台)
7. CV 換 気空 調 系隔 離 ､ 警報窓
弁･ダンパの動作確認
状態確認(12 台)
8. MCR 換気空調系隔離､ 警報窓
動作機器･弁の状態確認 状態確認(24 台)
9. SI シーケンスによる動作 状態確認(46 台)
機器の確認

低温停止

- 45 -

新型中央制御盤
警報 CRT､大型表示盤

OK モニタ

警報 CRT､大型表示盤
大型表示盤､CRT
大型表示盤､CRT
警報 CRT､大型表示盤
OK モニタ
警報 CRT､大型表示盤
OK モニタ
警報 CRT､大型表示盤
OK モニタOK モニタ４

１次冷却材管①低合金鋼採用の背景
・ＷＨ社のプラントでは１次冷却材管にステンレス鋳鋼を採用しており、ＷＨ社の設計を基にしてきた日本のプラントではその設計が踏襲されてきた。
・この設計では、低合金鋼製の原子炉容器や蒸気発生器との取合いが異材継手となることから、ステンレス鋼のセーフエンドが必要となる。
・敦賀３・４号機では、１次冷却材管に低合金鋼を採用することにより、セーフエンドをなくして溶接線を低減し、プラントの信頼性を向上させる設計としている。
１次冷却管本管の溶接線数
溶接部位（１ループあたり）

ステンレス鋳鋼

低合金鋼

原子炉容器取合い部（高温側）

２１（低温側）２１

蒸気発生器取合い部（高温側）

２１（低温側）２１

１次冷却材ポンプ取合い部

２２エルボと直管の取合い部

６６合

１６１２計

・また、低合金鋼は従来のステンレス鋳鋼と比較して超音波の透過性が優れているため、検査精度が向上する。なお、異材継手の排除により、１次冷却材管の供用期間中検査は検査頻度、内容とも軽減される。
異材継手あり

異材継手なし検査頻度

１００％／１０年

２５％／１０年

検査内容

ＰＴ＋ＵＴ

ＵＴ

②低合金鋼採用実績
・諸外国では、シーメンス社（ドイツ）のプラントで初号機から１次冷却材管に低合金鋼を採用しており、３０年以上の運転実績がある。
・また、コンバッションエンジニアリング社が設計したプラントでは、１次冷却材管に炭素鋼を採用している。
③低合金鋼の健全性
・現在日本で稼働しているプラントにおいて、原子炉冷却系の原子炉容器、蒸気発生器（低合金鋼＋１次冷却水と接液する内面部分にステンレス鋼の肉盛り実施）の胴部での損傷は認められていない。
・世界的に見た場合、３件の損傷事例が見られるが、いずれも製作不良に基づくものであり、適切に製作管理を行うことにより、損傷原因を排除できると考えられる。

- 46 -

海外プラントにおける一次冷却材ループへの低合金鋼／炭素鋼採用実績
製造者
Siemens

国名
ドイツ

（KWU）

Combustion

アメリカ

Engineering

韓国

プラント名

電気出力

営業運転(MW)開始

Obrigheim

357

1969.4

Stade672

1972.5

Biblis A

1225

1975.2

Neckar 1840

1976.12Biblis B

1300

1977.1

Unterweser

1350

1979.9Grafenrheinfeld

1345

1982.6Grohnde1430

1985.2

Philippsburg 21424

1985.4

Brokdorf

1440

1986.12Isar 21455

1988.4

Emsland1362

1988.6

Neckar 21365

1989.4

Palisades

780

1971.12

MCP：炭素鋼

Maine Yankee

9001972.12＊

RCP：ｽﾃﾝﾚｽ

Fort Calhoun

502

1973.9Calvert Cliffs 1880

1975.5

Millstone 2895

1975.12

St.Lucie 1872

1976.12Calvert Cliffs 2880

1977.4

ANO 2897

1980.3

St.Lucie 2882

1983.8San Onofre 21127

1983.8San Onofre 31127

1984.4

Waterford 31153

1985.9Palo Verde 11326

1986.1

MCP：炭素鋼

Palo Verde 21326

1986.9

RCP：炭素鋼又はPalo Verde 31330

1988.1

低合金鋼

Yonggwang 31000

1995.3

Yonggwang 41000

1996.1Ulchin 31000

1999.12

Yonggwang 51000

建設中

Yonggwang 61000

建設中

Ulchin 41000

建設中

Ulchin 51000

建設中- 47 -

備考*1997.8 運転停止

原子炉冷却系での低合金鋼の損傷事例
部位

概要

ビブリスＡ発電所（独，2000 年 10 月）
管台の異材溶接部における製造時欠陥〔原因〕
・低合金鋼製管台とステンレス鋼のセーフエンドの異材溶接部において、製造時の欠陥が発見された。異材溶接には、ステンレス鋼が使１次冷却材管用されていたが、溶接不良により希釈率が高くなり、硬化した組織で溶接割れが発生したと考えられる。
〔対策〕
・溶接材料の選択、溶接金属の化学成分の調整、溶接条件の適切化により異材溶接部の希釈率を適切に管理することが可能であり、割れを防止することができる。
欧州における原子炉容器製作時（1970 年代）
アンダー クラッド クラッキング（ＵＣＣ）〔原因〕
・SA508 Cl.2 材に対して、大入熱帯状電極クラッド溶接後、長時間熱処理を実施した場合に発生。溶接熱影響部の粗粒域で、後続ビードによる加熱温度が高く、ビード方向に応力集中がある部分に発生原子炉容器することが明らかとなっている。
〔対策〕
・材料の化学成分と溶接入熱の関係から、ＵＣＣの発生限界曲線が明らかとなっている。
・使用材料と溶接条件の選定において、この限界曲線を外すことによりＵＣＣの発生は防止できる。
・国内プラントでの発生事例はない。
インディアンポイント３号機（米国，1982 年）
円錐胴周方向損傷〔原因〕
・製作時の溶接後熱処理温度が低かったため、残留応力が高くなり SCC を発生したと報告されている。また、海水成分の持ち込みも多蒸気発生器く、内面に発生したピッティングも寄与している。
〔対策〕
・溶接後の熱処理（焼鈍）の温度範囲・時間範囲を技術基準（省令 81 号）を満足した施工をすることにより、溶接後熱処理による損傷は発生しない。
・信頼性向上の観点から、円錐胴を従来の板曲げ工法からコーナー部のＲ形状を大きくとった鍛造品に変更し、応力集中の低減を図る。

- 48 -

５

非常用炉心冷却設備①系統構成
・従来の蓄圧注入系と低圧注入系の機能を統合した高性能蓄圧タンクを格納容器内に４基設置し、原子炉冷却系の低温側配管に１基ずつ接続する。
・このタンクからの注入が終了するまでに、格納容器内の水源に貯蔵されたホウ酸水を独立４系統構成の安全注入ポンプにより原子炉容器に直接注入し、炉心を長期的に安全に冷却する。
系統

最新プラント

敦賀３・４号機

蓄圧注入系

蓄圧タンク

３３％×４基

低圧注入系

ポンプ

高圧注入系

ポンプ（ループ注入）

高性能蓄圧タンク１００％×２系列

３３％×４基ポンプ（直接注入）

１００％×２系列
非常用水源

格納容器外

５０％×４系列
格納容器内②高性能蓄圧タンク
・高性能蓄圧タンクは、タンク底部にうず巻きダンパを有し、２本の流入管の一本は高く持ち上げ（スタンドパイプ）、他の一本（小流量管）の入口を低い位置に設置する。
・タンク内の水位が高いときは、両入口からうず巻きダンパに流入した流れが、渦室内で衝突後、渦室内で直進し中心部から流出し、大流量の注入が行われる。
・タンク水位が低くなってスタンドパイプからの流入がなくなると、小流量管からの流入のみとなり、その流れは渦室内で強い渦を作って渦室中心の出口ノズルから流出する。
・この大流量から小流量への流量切替え原理を確認し、実機への適用性を実証すために試験を行っている。
・渦巻きダンパの出口配管は立ち上げとしているが、この理由は、渦巻きダンパの原理によるものではなく設置スペースからくるものである。すなわち、タンク下部から出口配管を取り出す場合に生じるタンクと床面の間の無駄なスペースを排除するためである。
・なお、出口配管を上向きにした場合の注入特性は実証試験で確認している。また、取付け方向の違いによるよる水頭差（約 0.5kg/cm３ ）は、タンク内の窒素ガス圧力（初期圧力：約 45kg/cm３、小流量注入時圧力：約７kg/cm３）に比べ小さいことから、取付け方向の違いが注入特性に与える影響は小さいと考えられる。
③設計容量の考え方
・炉心冷却の観点から最も厳しい大破断ＬＯＣＡを考えた場合、その事故進展は以下の通りである。
ブローダウン過程…破断口から冷却水が流出し炉心が露出する過程
リフィル過程…ＥＣＣＳ作動により原子炉容器のダウンカマ、下部プレナムが- 49 -

冷却水で満たされる過程（大流量注入が必要）
再冠水過程…原子炉容器内が冷却水で満たされ、炉心が水につかる過程（中流量注入で十分）

長期冷却過程…炉心からの発熱により蒸発する冷却水を補給する過程（小流量注入で十分）・ 敦賀３、４号機では、高性能蓄圧タンクを採用することにより、今までブローダウン、リフィル過程後に注入系統引継ぎを行っていたものを、再冠水過程の途中で引継ぐ設計となっている。
・また、大破断ＬＯＣＡ時の炉心冷却に必要な設備構成を考えた場合、敦賀３、４号機
は最新ＰＷＲに比べ、低圧注入系が不要となっている分だけ、設備信頼性が向上している。
最新ＰＷＲ…蓄圧注入系(3/4)＋低圧注入系(1/2)＋高圧注入系(1/2)

敦賀３、４号機…高性能蓄圧タンク(3/4)＋高圧注入系(2/4)
過程

最新ＰＷＲ（大飯３、４）

敦賀３、４号機

蓄圧注入系

高性能蓄圧タンク

ブローダウン過程

３

リフィル過程［約 38ｍ (33%)×４］

再冠水過程

低圧注入系

［約 90ｍ３ (33%) ×４］［約 1020m３ /h(100%)×２］

高圧注入系

＋

［約 300m３ /h(50%)×４］

長期冷却過程

高圧注入系［約 320m３ /h(100%)×２］＊：低圧注入系は余熱除去運転に必要な流量も包絡している。
高圧注入系は小破断ＬＯＣＡ時の炉心注入必要流量も包絡している。

④安全性の定性評価
・一般的な確率の考え方によると、設備の信頼性は多重化、簡素化、独立性の観点から向上が図られる。
多重化…

機器の台数を増やすことによりシステムの故障確率が下がる。

簡素化…

機器の動作をなくす方が信頼性が高くなる。
動的機器に比べ静的機器の方が信頼性が高くなる。

独立性…

多重に設けた機器を物理的、系統的に分離する方が信頼性が高い・この観点に基づき、定性評価を行った場合、最新プラントに比べて安全性の向上が図られていると考えられる。

- 50 -

安全機能
蓄圧注入機能

蓄圧注入系

同左

４同左

駆動力

窒素ガス圧力

同左

系統名

低圧注入系

（蓄圧注入系

系統名（低圧大流量） 系列数
低圧注入機能（低圧中流量） 系列数
高圧注入機能２に統合）

安全性への寄与＋（簡素化）

駆動力

ポンプ

系統名

高圧注入系

同左

２４駆動力

ポンプ

同左

連絡配管ありなし＋（独立性）なし＋（簡素化）（高圧小流量） 系列数

水源

最新プラント 敦賀３・４号機

切替操作 あり（自動）＋（多重化）＊：高圧注入系の注入ライン構成
最新プラント …ポンプから出た冷却水は合流した後各ループへ分配注入（ポンプ間の連絡配管が存在）
敦賀３・４号機…ポンプから出た冷却水は、独立配管で直接原子炉容器へ注入⑤確率論的安全評価（ＰＳＡ）
・敦賀３、４号機のＰＳＡについては、その結果を反映したアクシデントマネージメン
ト実施方針を詳細設計以降すみやかに国に報告することとなっている。また、燃料装荷前までに具体的なアクシデントマネージメント策を整備することとなっている。
・既設プラントについては、すでに平成６年３月に「アクシデントマネージメント検討報告書」が公表されている。
・最新プラント（大飯３、４号機）のＰＳＡの結果を見ると、炉心損傷確率（１０−７オーダー）の約６割をＥＣＣＳ再循環機能喪失が占めており、続いてＥＣＣＳ注入機能喪失が約２割を占めている。（他プラントでも、ＥＣＣＳ再循環機能喪失が５割以上を占めている。
）
・この結果をもとに敦賀３・４号機の炉心損傷確率を推定してみると、格納容器内水源の採用によりＥＣＣＳ再循環機能喪失がなくなること、高性能蓄圧タンクの採用（低圧注入系ポンプの排除）や高圧注入系の４系列化によりＥＣＣＳ注入機能喪失の大幅な低減が期待できることなどにより、最新プラントの炉心損傷確率に比べ、約１桁の低減が見込まれる。
・なお、平成１３年８月に公表された美浜２号機、高浜３、４号機の定期安全レビューによれば、アクシデントマネージメント整備前後における炉心損傷確率の比較では、約５〜６割の低減効果があるとされている。
・一方、敦賀３、４号機では、ＥＣＣＳ系の強化による低減に加え、既設プラントで採用しているアクシデントマネージメントを採用することによる低減が見込まれることから、両者をあわせると、既設プラント以上に炉心損傷確率が低減されると予想され- 51 -る。
⑥アクシデントマネージメント
・敦賀３、４号機では、既設プラントで採用しているアクシデントマネージメント（ＡＭ）の他、溶融炉心の分散防止・冷却対策として原子炉キャビティ床面積の拡大と形状変更等を検討している。
機能既設プラントのＡＭ策

採否

具体的内容

原子炉停止機能 緊急２次冷却の多様化○

・主給水系を手動起動し、原子炉を冷却する。

炉心冷却機能代替再循環−（格納容器内水源のため、ＡＭは必要ない）
・常用のＣＶ冷却系のファンを格納容器内自然対流冷却手動起動し熱交換して、ＣＶ圧力上昇を抑える。
・消火ポンプで原水を常用ＣＶ○

空調冷却器に注入し冷却する・常用のＣＶ冷却系ファン起動ができない場合でも、常用冷却系の空調冷却器を使用して自然対流を起こし冷却する

タービンバイパス系の活用

・タービンバイパス弁を用いて○復水器で２次系を強制冷却する。

クールダウン・リサーキュレーション

・原子炉注水、２次系除熱、原○子炉強制減圧に常用機器を活用する。
・（原子炉補機冷却水系をイン代替補機冷却−タロックでトレン分離するため、ＡＭは必要ない）

放射性物質の格納容器内自然対流冷却

閉じこめ機能格納容器内注水○

・（炉心冷却機能参照）
・格納容器内に原水タンク等の水を注水し、格納容器破損を防止する。
・原子炉容器破損が避けられな

１次系強制減圧○い場合、破損前に加圧器逃がし弁を開放しデブリ飛散影響を緩和する。

- 52 -

放射性物質の水素の計画燃焼○

閉じこめ機能安全機能の・イグナイタを設置し、水素の爆発燃焼を防止

号機間電源融通○サポート機能・全交流電源喪失時、隣接プラントから電源供給する。

- 53 -

工学的安全施設の構成比較最新４ﾙｰﾌﾟPWR

敦賀3,4号機
HP

高圧注入
ﾎﾟﾝﾌﾟ(HP)

HP

CSP

格納容器
ｽﾌﾟﾚｲﾎﾟﾝﾌﾟ
(CSP)

CSP
ｽﾌﾟﾚｲﾍｯﾀﾞ

ｽﾌﾟﾚｲﾍｯﾀﾞ

SG

ｽﾌﾟﾚｲﾍｯﾀﾞ

SG
ｽﾌﾟﾚｲﾍｯﾀﾞ

低圧注入
ﾎﾟﾝﾌﾟ（LP)

SG

ACC

ACC

ACC
原子炉容器

ACC
ACC

原子炉
容器

燃料取替用水ﾋﾟｯﾄ

ACC

ACC
SG

SG

ACC
SG

ｽﾌﾟﾚｲﾍｯﾀﾞ

ｽﾌﾟﾚｲﾍｯﾀﾞ

蓄圧ﾀﾝｸ
(ACC)

SG

SG

再循環サンプ

CSP
CSP

LP HP

HP

LP CSP

CSP

HP

HP

高性能蓄圧タンクの原理
N2ガス

N2ガス

ほう酸水

スタンド
パイプ

ほう酸水

うず巻き
ダンパ

大流量注入時小流量注入時- 54 -

燃料取替用水ﾋﾟｯﾄ

大破断LOCA時の炉内の流動挙動
1

ブローダウン過程

リフィル過程2

ダウンカマ・下部プレナムを早期に満たす
ため、大流量注入が必要。

ダウンカマ
ECCS
下部プレナム

3

再冠水過程

ECCS

4

炉心の再冠水速度に見合った比較的小流量の注入が必要。

長期冷却過程ECCS

炉心からの蒸散量を補給できる流量の注入で十分。

高性能蓄圧タンクの機能

炉心への注水流量

事故発生
直後

炉心の水没時

炉心の長期冷却事故発生
直後

炉心の水没時

炉心の長期冷却

必要流量

高性能蓄圧タンク

蓄圧タンク
低圧注入ポンプ

必要流量

高圧注入ポンプ

安全注入ポンプ

時間時間

敦賀3,4号機（高性能蓄圧タンク）- 55 -

最新４ﾙｰﾌﾟPWR

大飯 3,4 号機アクシデントマネージメント報告- 56 -

敦賀２号機アクシデントマネージメント報告- 57 -

溶融炉心の分散防止・冷却対策の概要 （検討中）
加圧器逃がし弁及び元弁

加圧器

ろ過タンク又は原水タンク

ＩＣＩＳ室入口
迷路構造

デブリ
捕獲構造

１ 次系減圧能力の強化

原子
炉
容器

消火水ポンプ

消火水注入
原子炉キャビティ（ＩＣＩＳ室）

原子炉キャビティ床面積の確保- 58 -

６

ホウ酸注入系①系統構成
・敦賀２号機では、主蒸気破断事故時に炉心を早期に未臨界とするために、高圧注入系にホウ酸注入タンクを設置し、高濃度のほう酸水を注入する設計としている。
・敦賀３、４号機では、非常用炉心冷却系の信頼性を維持しつつ、主蒸気管破断時に炉心を早期に未臨界とするために、高圧注入系とは別にホウ酸注入系を設ける設計である。
・具体的には、事故時に化学体積制御設備にあるホウ酸タンクから高濃度ホウ酸を注入できるよう、充てんポンプ３台のうち２台について過冷却事象時に炉心注入可能な設計としている。
主蒸気管破断事故時の臨界抑制機能
系統

敦賀２号機

敦賀３、４号機

高圧注入ポンプ２台

安全注入ポンプ４台

・燃料取替用水タンク ・燃料取替用水ピット（2500ppm 以上）（560ppm 以上）

充てん／高圧注入ポ
高圧注入系

ンプ２台
・燃料取替用水タンク（2500ppm 以上）
・ホウ酸注入タンク（21000ppm 以上）
充てん／ホウ酸注入

化学体積ポンプ２台−・ホウ酸タンク制御系（4400ppm 以上）＊：敦賀３、４号機は９０％濃縮ほう素を用いている。
ボロン濃度は既設と同等の反応度制御能力を有するように設定している。

②主蒸気管破断事故
・主蒸気管破断事故は、原子炉の高温停止時に、２次冷却系の破断等により、１次冷却材の温度が低下し、反応度が添加される事象である。
・主蒸気管の破断に伴い、反応度が添加されても、原子炉が臨界に達しない設計である
ことが示される場合には、解析を省略することができるが、原子炉が臨界に達する場
合には、確実に臨界未満に復帰することが確認された上で、炉心は著しい損傷に至ることなく、かつ、十分な冷却が可能であること
原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力は、最高使用圧力の１.２倍以下である
ことを確認することとなっている。

- 59 -

・さらに、臨界状態継続中に事象が進展しないことを確認するためのめやすとして、最小限界熱流束比が許容限界値以上であること
燃料被覆管は機械的に破損しないこと
原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力は最高使用圧力の１.１倍以下である
ことが満足される必要がある。
・また、臨界未満に復帰するまで、他の異常状態が発生しないことが容易に推定できることが必要である。
・いずれにしても、臨界継続時間は判断の基準やめやすとはなっていない。
③濃縮ホウ素の採用
・ホウ素は、天然には反応度制御能力を有する１０Ｂを約１８％含んでいるが、敦賀３、４号機では、９０％まで高めた濃縮ホウ素を用いる計画である。これは、同じ反応度制御能力を得るのに、１／５程度のホウ素濃度で良いことを示している。
・濃縮ホウ素採用によるメリットは、放射線被ばくの低減である。
・ＰＷＲでは、１次系設備の腐食を防止して作業員の被ばくを低減させるために、１次冷却材のＰＨについて、ホウ酸添加による酸性側の状態からアルカリ側に移行させる処理（水酸化リチウム添加によるアルカリ処理）を行っている。
・水酸化リチウムの添加量については、燃料被覆管腐食防止の観点から上限があり、従来のプラントにおいては、運転初期のホウ酸濃度が高い時に、水酸化リチウムを必要量添加することができないために、最適なＰＨを維持することが難しい状況にあった。
・濃縮ホウ素を採用することにより、運転初期の１次冷却材中のホウ酸濃度を抑えることが可能となったため、運転期間すべてにわたり最適ＰＨを維持することが可能となり、これにより、腐食生成物の発生が抑えられ、作業員の被ばくが低減される。

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ほう酸注入系の概略系統構成の比較
敦賀 2 号機

原子炉容器

充てん／
高圧注入ポンプ

ほう酸注入タンク

高圧注入ポンプ

燃料取替用水タンク

敦賀 3,4 号機

安全注入ポンプ

燃料取替用水ピット

原子炉容器

充てん／
ほう酸注入ポンプ- 61 -

ほう酸タンク- 62 -