TK-1 - 490 改0

東海第二発電所
ブローアウトパネル及び関連設備の工事計画認可申請に係る論点整理について（コメント回答）

平成３０年５月２日
日本原子力発電株式会社
本資料のうち，は営業秘密又は防護上の観点から公開できません。

4月5日審査会合時コメント回答 ブローアウトパネル関連（１）
コメント：
ブローアウトパネルの要求事項に対して，考慮すべき自然現象発生後に設計基準事故が発生する場合，逆に設計基準事故後に自然現象が発生する場合を整理し，公衆被ばくの影響の観点から整理すること。
回答：
設計基準事故後に発生する自然現象に対するブローアウトパネルの機能について，公衆被ばくへの影響の観点から整理した結果，弾性設計用地震動Sdで開放しないように設計することにより，設計基準事故後にブローアウトパネルが開放した場合にも，公衆に対して過度な被ばくを与えないことを確認した。
自然現象の従属事象として発生する設計基準事故（放射性気体廃棄物処理施設の破損等）については，既許可にて評価済であり，ブローアウトパネルの閉維持機能に影響しないことを確認した。
技術基準規則第44条 原子炉格納施設
発電用原子炉施設には，一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊又は故障の際に漏えいする放射性物質が公衆に放射線障害を及ぼすおそれがないよう、次に定めるところにより原子炉格納施設を施設しなければならない。
四 一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊又は故障の際に原子炉格納容器から気体状の放射性物質が漏えいすることにより公衆に放射線障害を及ぼすおそれがある場合は、当該放射性物質の濃度を低減する設備（当該放射性物質を格納する設備を含む。）を施設すること。

（１）ブローアウトパネルの機能と想定すべき設計基準事故，自然現象及び評価の考え方＜公衆被ばくの観点から考慮すべき設計基
準事故の選定＞• 環境への放射性物質の異常な放出として想定される設計基準事故のうち原子炉棟内で放射性物質が放出される事象は，以下の①,②の2つの事象である。
①燃焼集合体落下②原子炉冷却材喪失③放射性気体廃棄物処理施設の破損⇒ 原子炉棟外の施設④主蒸気管破断⇒タービン建屋からの放射性物質放出⑤制御棒落下⇒タービン建屋（復水器等）からの放射性物質放出）＜公衆被ばくの観点からブローアウトパネ
ルに要求される機能＞• ２次格納施設（原子炉建屋原子炉棟）の一部としての閉維持機能• ブローアウトパネルとしての開放機能①自然現象後に設計基準事故が発生する場合の評価フロー
自然現象
（地震）

②設計基準事故発生後に自然現象が発生する場合の評価フロー
設計基準事故（LOCA，集合体落下）（基準地震動等で機能喪失しないよう設計）
地震によるＢＯＰ閉維持機能への影響＜想定すべき自然現象＞
• 地震
• 竜巻
• 風(台風） ⇒ 構造強度に反映• 津波，洪水，高潮，凍結，降水，積雪，落雷，火山，生物学的影響，森林火災⇒ 設置高さ等から機能に影響しない

No

自然現象
（地震）

Yes

Yes
地震による設計基準事故発生

No

地震によるＢＯＰ閉維持機能への影響

Yes

Yes
被ばく評価

No

影響なし

被ばく評価

影響なし

1

4月5日審査会合時コメント回答 ブローアウトパネル関連（１）（２）地震の場合の評価結果①自然現象の従属事象として設計基準事故が発生する場合
自然現象（地震）②設計基準事故後に独立事象として自然現象が発生する場合
設計基準事故発生
燃料集合体の落下
原子炉冷却材喪失

考慮すべき設計基準事故
燃料集合体の落下
原子炉冷却材喪失

地震によるＢＯＰ閉維持機能への影響

No

自然現象
（地震）

No

地震によるＢＯＰ閉維持機能への影響

Yes
地震による設計基準事故発生

燃料集合体の落下
原子炉冷却材喪失

Yes

No

Yes
燃料集合体の落下
原子炉冷却材喪失

被ばく評価

影響なし

※：＜被ばく評価の考え方＞
ブローアウトパネルを開放させる可能性がある自然現象（
地震）に対して，設計基準事故との事象の組み合わせの観点から，航空機落下や設計基準対象施設の耐震設計のスクリーニング基準10 7／年を参考に，地震が有意となる時期を評価
この時期にブローアウトパネルの閉維持機能が喪失すると仮定し影響評価

被ばく評価※＜被ばく評価結果＞
LOCA発生頻度： 3×10-4／年（PSA)
Sdの発生頻度：10-2／年⇒ Sdを考慮すべき時期は事故後13日であるが，保守的に事故後3日目に原子炉建屋原子炉棟が機能を喪失すると仮定し被ばく評価を実施した結果，被ばく量は1.5×10-1mSvであり，判定基準５ｍSv及びMSLBA時の被ばく量1.8×10-1mSvを下回ることを確認

影響なし
＜対応＞
弾性設計用地震動Sdで開放しないように設計することで，公衆被ばくに与える影響はない

2

4月5日審査会合時コメント回答 ブローアウトパネル関連（１）（３）竜巻の場合の評価結果①自然現象の従属事象として設計基準事故が発生する場合
自然現象
（竜巻）

②設計基準事故後に独立事象として自然現象が発生する場合
設計基準事故発生
燃料集合体の落下
原子炉冷却材喪失

考慮すべき設計基準事故
燃料集合体の落下
原子炉冷却材喪失

竜巻によるＢＯＰ閉維持機能への影響

No

自然現象
（竜巻）

No

竜巻によるＢＯＰ閉維持機能への影響Yes
竜巻による設計基準事故発生

燃料集合体の落下
原子炉冷却材喪失

Yes

No

Yes
燃料集合体の落下
原子炉冷却材喪失

被ばく評価

影響なし※：＜被ばく評価の考え方＞
ブローアウトパネルを開放させる可能性がある自然現象（地震）に対して，設計基準事故との事象の組み合わせの観点から，航空機落下や設計基準対象施設の耐震設計のスクリーニング基準10 7／年を参考に，竜巻が有意となる時期を評価
この時期にブローアウトパネルの閉維持機能が喪失すると仮定し影響評価

被ばく評価※＜被ばく評価結果＞
LOCA発生頻度： 3×10-4／年（PSA)
Sd相当の差圧を発生させる竜巻の発生頻度：
4.6×10-4／年⇒ Sdレベルの差圧を発生させる竜巻の発生頻度は，Sdの発生頻度より十分に小さく，有意となる時期は事故後264日後であるため，被ばく評価はSdの評価に包絡される。

影響なし
＜対応＞
弾性設計用地震動Sdで開放しないように設計することで，公衆被ばくに与える影響はない

3

4月5日審査会合時コメント回答 ブローアウトパネル関連（２）【ブローアウトパネル閉維持機能】
DBA発生

設計基準事故地震動Sd（10-2／年）（13日後）

地震動Ss（5×10-4／年）（244日後）

Sd相当竜巻
（4.6×10-4／年）（265日後）設計竜巻差圧（2.1×10-6／年）（約159年後）【Sdに対する閉維持機能を確保※】【開放した場合でも，公衆被ばく量は既許可評価値
及び判定基準以内であることを確認】【地震や竜巻により開放した場合は，保安規定に基づきプラント停止】

耐震Sクラス機器（原子炉棟内設置）

耐震Bクラス機器（原子炉棟内設置）

通常時被ばく耐震Sクラスの機器は基準地震動では損傷しない。
原子炉棟内あるBクラス系統（CUW，FPC）
は，万一の破断時には漏えいを検知して速やかな自動隔離やバキュームブレーカにより漏えいを防止する設計であり，かつ，新規制基準の溢水対応として耐震補強（耐震Sクラス）を実施する。
以上から，原子炉棟内の設計基準事故想定対象外の設備が損傷しても，設計基準事故（主蒸気管破断）に比べて公衆被ばくは十分に小さい。

ブローアウトパネル開放時には保安規定に基づき，速やかにプラント停止等に移行するため，平常時被ばく量は，許可記載値8.4μSv/年（基準50μSv/年）を大きく超過することはない。

＜地震について＞
公衆被ばくの観点から考慮すべき設計基準事故のうち，原子炉棟内で発生を想定する2事象（燃焼集合体落下及び原子炉冷却材喪失）について，保守的に事故後4日目に原子炉建屋原子炉棟機能の喪失を仮定し被ばく評価を実施。
LOCA事象の被ばく量は1.5×10-１mSv，燃料集合体落下は1.9×10-2mSvであり，判定基準５ｍSv及びMSLBA時の被ばく量1.8×10-1mSvを下回ることを確認＜竜巻について＞
Sd相当の荷重を発生させる竜巻（差圧0.9kPa）の発生頻度は4.6×10-4／年であり，Sdの発生頻度より十分に小さく，被ばく影響評価は，Sdによりブローアウトパネルが開放した場合の評価に包絡される。
＜参考＞
重畳を考慮すべき基準： ： 10-7／年LOCA発生頻度： 3×10-4／年（PSA 小LOCA)
Sd発生頻度： 10-2／年 （JEAG4601) ⇒ 有意となる時間は約13日後
Sｓ発生頻度：5× 10-4／年（JEAG4601） ⇒ 有意となる時間は約244日後Sd相当の差圧（0.9kPa)を発生させる竜巻の発生頻度：
4.6×10-4／年 ⇒ 有意となる時間は，約265日後
設計竜巻（差圧8.9kPa)の発生頻度：2.1× 10-6／年⇒ 有意となる時間は約159年後※：ブローアウトパネルのSd地震荷重は約14000（N）であり，6.9kPaの差圧時開放荷重約106000（N）の約1/8

ブローアウトパネルは，弾性設計用地震動Sdで開放しないように設計することにより，被ばく評価に影響を与えないことを確認

4

【参考】4月5日審査会合時コメント回答 ブローアウトパネル関連（１）（１）地震に対するブローアウトパネルの閉維持機能の整理結果
弾性設計用地震Sdとの組み合わせを保守的に考慮し，冷却材喪失事故後の4日後にブローアウトパネルが開放した場合でも，被ばく量は1.5×10-1mSvであり，許容値である5mSv及び安全解析で最も厳しい主蒸気管破断時の評価結果である1.8×10-1mSvを下回ることを確認した。
このため，ブローアウトパネルは，弾性設計用地震動Sdで開放しない設計とする。
放射性物質を内蔵する設備等

通常時

事故時の代表例（放射性物質の異常な放出として想定される設計基準事故）

地震従属事象としての設備損傷

DBAの独立事象としての地震

BOP開放可能性

損傷等発生可能性

公衆被ばく
影響

損傷等発生可能性

BOP開放可能性-：閉維持必要なし

公衆被ばく影響

Sクラス

有無無－

－－

B，Cクラス

有有有
（※３）

－－－

※３：原子炉棟内あるBクラス系統（CUW，FPC）は，万一の破断時には漏えいを検知して速やかな自動隔離やバキュームブレーカにより漏えいを防止する設計であり，かつ，新規制基準の溢水対応として耐震補強（耐震Sクラス）を実施することから，設計基準事故（主蒸気管破断）時と比べて十分に小さい。

放射性気体廃棄物処理設備損傷

有有無

ブローアウトパネルの開閉に関係なく，地上放出するとして評価

主蒸気管破断有燃料集合体落下

有無無LOCA有無制御棒落下有無無－（添十 地上放出にて評価済）有（添十 地上放出にて評価済）－

無（添十 地上放出にて評価済）

無（添十 地上放出にて評価済）

有(DBA)

有確認中

無有無（※１）

無－無備 考

ブローアウトパネルの開閉に関係なく，地上放出するとして評価※２：事故後4日後のBOP開放を仮定し，被ばく評価を実施。1.5×10-1mSvで5mSvを十分下回ることを確認
タービンから復水器を通して地上放出するとして評価（添十 地上放出にて評価済）※１：設計基準事故後に自然現象発生時期は，航空機落下や設計基準対象施設の耐震設計のスクリーニング基準の10 7／年を参考に事象が有意となる時期を決定。
・LOCAの発生頻度： 3×10-4 回／年と仮定
・Ｓｄ地震の発生頻度：10 2回／年⇒13日後（保守的に4日後と仮定して評価），Ｓｓ地震の発生頻度：5×10 4回／年 ⇒約244日後

5【参考】4月5日審査会合時コメント回答 ブローアウトパネル関連（１）（２）竜巻に対するブローアウトパネルの閉維持機能の整理結果
竜巻による損傷により，環境への放射性物質の異常な放出につながる設備はない。
弾性設計用地震動Sdに相当する差圧を発生させる竜巻の発生頻度は，4.6×10-4／年程度であり，Sdの発生頻度102／年より十分小さく，公衆の被ばく評価は，Sdにより事故後13日目にパネルが開放した場合（保守的に4日後に開放と仮定）の評価に包絡放射性物質を内蔵する設備
等

通常時

Sクラス

設計竜巻の従属事象としての設備損傷
BOP開放可能性

有DBAの独立事象としての設計竜巻損傷等発生可能性

公衆被ばく
影響損傷等発生可能性BOP開放可能性-：閉維持必要なし

公衆被ばく
影響

無無－

－

－

無－

－

－

備 考

（防護設備設置）

B，Cクラス

有無（防護設備設置）

事故時の代表例（放射性物質の異常な放出として想定される設計基準事故）

放射性気体
廃棄物処理
設備損傷

有主蒸気管破断

有燃料集合体落下

有LOCA

有無無－

無無－

無有(DBA)

有確認中

無有無（※１）

無－

（屋内）

無（屋内）

制御棒落下

有無（屋内）無（添十 地上放出にて評価済）（屋内）

無無（添十 地上放出にて評価済）

（屋内）

無

ブローアウトパネルの開閉に関係なく，地上放出するとして評価
ブローアウトパネルの開閉に関係なく，地上放出するとして評価

Sd相当の差圧を発生する竜巻の発生頻度は，4.6×10-4／年で，Sdの発生頻度10-2／年より十分小さく，公衆の被ばく評価は，地震動の評価に包絡される。
タービンから復水器を通して地上放出するとして評価（添十 地上放出にて評価済）※１：設計基準事故後に自然現象発生時期は，航空機落下や設計基準対象施設の耐震設計のスクリーニング基準の10 7／年を参考に事象が有意となる時期を決定。
・LOCAの発生頻度： 3×10-4 回／年と仮定
・設計竜巻（差圧8.9kPa)の発生頻度： 2.1×10-6回／年 ⇒ 有意になるまでの時間は，約150年以上， Sd相当の差圧（0.9kPa)を発生させる竜巻の発生頻度： 4.6×10-4回／年 ⇒ 約265日後

6【参考】4月5日審査会合時コメント回答 ブローアウトパネル関連（１）２次格納施設の一部としての閉維持機能に対する地震及び竜巻の影響評価（被ばく影響）
基準地震動の場合
設計基準事故地震起因の従属事象として設計基準事故の発生と公衆被ばくへの影響

放射性物質気体廃棄物処 地震起因で発生するが，原子炉建屋外の事象であ理施設の破損
り，BOP閉じ込め機能は，被ばく評価に影響しない
地震起因で発生するが，地上放出を仮定して被ば主蒸気管破断
く評価済であり，BOP閉じ込め機能は評価に影響しない
燃料集合体の落下

地震起因で発生せず

原子炉冷却材喪失

地震起因で発生せず

制御棒落下

地震起因で発生せず

設計基準事故発生後の独立事象としての地震による公衆被ばくへの影響（Sdが有意となるのは13日後だが，4日後に開放すると仮定）
影響なし
（同左）

備考

影響なし
（同左）
影響なし
・事故後4日後のBOP開放を仮定し，被ばく評価を実施。1.9×10-2mSv
添付十の被ばく評価で最で5mSvを十分下回ることを確認
も評価値が大きい主蒸気
影響なし
管破断時の線量は約・事故後4日後のBOP開放を仮定し，被ばく評価を実施。1.5×10-1mSv 1.8×10-1 mSv
で5mSvを十分下回ることを確認
影響なし（設計基準事故として復水器からタービン建屋への漏えいを仮定して評価済であり，ブローアウトパネルの影響を受けない）

設計竜巻の場合
設計基準事故設計竜巻の従属事象として設計基準事故の発生と公衆被ばくへの影響

放射性物質気体廃棄物処
理施設の破損

竜巻起因で発生せず

主蒸気管破断竜巻起因で発生せず

燃料集合体の落下

竜巻起因で発生せず

原子炉冷却材喪失

竜巻起因で発生せず

制御棒落下

竜巻起因で発生せず

設計基準事故発生後の独立事象としての設計竜巻による公衆被ばくへの影響（Sdと同等の差圧を発生する竜巻の発生頻度は4.6×10-4／年で，有意となのは事故後約265日後）
原子炉建屋外の事象であり，ブローアウトパネルの閉じ込め機能は，被ばく評価に影響しない地上放出を仮定して被ばく評価済であり，ブローアウトパネルの閉じ込め機能は評価に影響しない

備考

影響なし
・Sd相当の差圧を発生する竜巻の発生頻度は，4.6×10-4／年で，Sdの発生頻度10-2／年より十分小さく，公衆の被ばく評価は，Sdにより評価に包絡される。
影響なし（DBAとして復水器からタービン建屋に漏えいしたFPの放出を評価済であり，ブローアウトパネルの影響を受けない）

7

4月5日審査会合時コメント回答 ブローアウトパネル関連（３）
コメント：設計差圧（6.9kPa）以下で開放する設計（設定値）について，クリップ開放試験結果等を踏まえた考え方について説明すること。
回答 ：6.9ｋPa以下で確実にパネルを開放させるため，パネル開放の抵抗力（①クリップの抗力，②パネル移動時の摩擦力による抗力，③パネルと躯体間のシール材の抗力）を保守的に考慮し，この合計が④差圧による荷重以下とする。
設計基準事故と自然現象によるパネルの開放の重畳について，公衆の被ばく防止の観点から，⑤弾性設計用地震動Ｓｄで開放しないように設計する。
クリップは，パネルの左右，上下で対象となるように設置し，負荷される差圧に対し可能な限り，抵抗が均一になるように配慮する。

＜①クリップの抗力＋②摩擦による抗力＋③シール材の抗力①クリップの抗力
7200（N)/1個として設計＜根拠＞
クリップ試験結果の平均値6568（N)に+3σ（3×198=592）を見込み
設定
6568+592＝7160（N）
クリップ数をＸ個とすると，クリップの抗力は，7200・Ｘ(N)②摩擦力
0.6として設計＜根拠＞
コンクリートと鉄鋼の静止摩擦係数0.4（鋼構造設計基準 柱脚）に50％のマー
ジンを見込み0.6
保守的に静止摩擦係数を動摩擦係数としても採用
1650（㎏）×9.8（m/s2）
×0.6=9702（N）⑤Ｓｄによる開放荷重⑤Sdによる開放荷重＜根拠＞
設置場所でのSdは0.74G（１Gと仮定）
パネル1650㎏
1650(kg)×9.8(m/s2)=16170(N)＜④設計差圧6.9kPaによる開放荷重③シール材破壊力
Y（N)として設計＜根拠＞
シール材面積：1600（㎝2）
破断荷重：ｙ （N/mm2）（シール材選定中）

保守的に，面積1600㎝2のシール材が引張られ切断されるために必要な荷重として面積×破断荷重
で設定⑤16170（N) ＜ ①7200・X（N) ＋ ②9702（N) ＋ ③ Y（N)＜④差圧による荷重6.9kPa以下＜根拠＞
設計値6.9kPa以下
最も面積の小さいパネル（差圧による開放荷重が最も小さい）に6.9kPaが付加されるとして算定6900（Pa)×15.346(m2）=105888（N)④105888（N)※：設計の妥当性は実機大のモックアップ試験にて確認

8

【参考】 クリップ開放試験の概要（１／３）
１．目的
ブローアウトパネルの開放圧力を決定する大きな因子となるクリップについて，性能に影響する材質，クリップ板厚，クリップ幅，クリップ掛り寸法，曲げ加工後のクリップ幅について組合せを検討し，最も安定した性能を確保できるクリップ仕様を特定する。
２．供試体の組み合わせ
項目
材質
板厚幅（a）
掛り寸法（c）
曲げ加工後のクリップ幅(b)目的
材質による強度のばらつきを確認

具体的な仕様一定（既設と同じ）

2.3mm

SS400，SPCC

クリップ幅と強度の関係を確認
掛り寸法による強度（外れ易さ）のばらつきを確認
曲げ加工後のクリッ
プ幅と強度のばらつきを確認

既設試験用クリップ
形状

100mm，70mm
45mm，20mm，15mm

28mm，35mm

クリップ寸法確認箇所

試験用クリップ一覧
試験体名称

クリップ材質C70

SPCC（冷間圧延鋼板）

C100

H100

SS400
（一般構造用圧延鋼材）

H100AP
H100BP
H100CP

SS400（一般構造用圧延鋼材）

H70

クリップ板厚クリップ幅

クリップ掛り寸法

クリップ形状変位速度70 mm
100 mm
70 mm
2.3mm

545mm

5

既設と同じ

51 mm/分

100 mm
100 mm

試験体数

45mm
20mm
15mm

TYPE-A
TYPE-B
TYPE-C55559【参考】 クリップ開放試験の概要（２／３）
【クリップ試験結果】

試験１の結果から，SS400の降伏点は明確で，ばらつきも低減できることを確認 ⇒ 材質はSS400を選定
試験１の結果から，材料に関係なく，降伏荷重(平均値）はクリップ幅に比例することを確認（C70/C100=H70/H100≒0.69）
試験２の結果から，掛り寸法は，20mm程度（TYPE-B）が最もばらつきが小さく適切な形状と判断

材料SS400のTYPE-Bをクリップの基本形状に選定

01

【参考】 クリップ開放試験の概要（３／３）
【クリップ試験結果】
基本形状に選定したTYPE-B Ｈ１００ＢＰの試験結果を示す。

H100BP-1
H100BP-2

8000

H100BP-3
最大耐力
ばらつき範囲

平均値：6568

H100BP-5

①

約603N

6000

H100BP-4

荷重（N）

クリップ幅 100㎜
掛かり寸法 20㎜の試験結果②4000

試験データを増やし，管理精度の向上を図る

クリップが外れる位置
BOP
全開放へ

2000
クリップ
開放位置

002

468
クリップ変位（mm）

1012【試験結果よりの対応１】
最大耐力のばらつきの範囲を管理すると共に，最大耐力の値でも確実にクリップが開放できるようクリップの幅を低減させる対応（100㎜⇒80㎜）も検討する。

【試験結果よりの対応２】
最大耐力の値でも6.9kPa以下で確実にクリップが開放できるよう，クリップの個数を最適化する。

クリップの荷重・変位関係①最大耐力に達してクリップが降伏し，荷重が低下していることをクリップ部のひずみ測定により確認した。
②クリップの掛かり長さが20㎜（H100BP）では変位11mmでクリップが完全に外れることを確認した。

11

【参考】 実機大モックアップによる開放試験【モックアップによる開放試験の概要】
実機同等のブローアウトパネル及びパネルフレーム枠の試験体を製作し，シール施工及び新たに設定するクリップを設置した状態で，油圧ジャッキを用いた加力試験により以下の項目を確認する。
確認項目：

設計差圧以下でブローアウトパネルが開放すること
クリップが外れること
ブローアウトパネルが躯体より脱落すること

油圧ジャッキの加圧点

クリップ

ブローアウトパネル

油圧ジャッキ

押し出し梁

押し出し梁

ブローアウトパネルは2種類（約16m2，15.4m2）

油圧ジャッキの制御は圧力一定制御とする

大きい方が重く，開放し難いが，差圧による荷重も大きい

油圧ジャッキ

大きいパネルを小さいパネルに作用する差圧荷重相当で加力し成立性を確認

モックアップ装置の概要

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