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ひでたつかたいわ
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2 目次 1. はじめに 3 2. 基準の規定内容設置許可基準規則第 4 条第 39 条の規定内容 2.2 設置許可基準規則の解釈別記 2 の規定内容 2.3 JEAG4601 の規定内容 3.SA 施設の荷重の組合せと許容応力状態の設定に関する基本方針 SA 施設の運転状態 3.2 組合せの基本方針 3.3 許容限界の基本方針 4. 耐震評価で考慮する荷重の組合せの検討手順地震の従属事象独立事象の判断 4.2 施設分類 4.3 独立事象に対する荷重の組合せの選定手順 5. 荷重の組合せの検討結果全般施設 5.2 原子炉格納容器バウンダリを構成する設備 5.3 原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する設備 6. 許容応力状態の検討結果全般施設 6.2 原子炉格納容器バウンダリを構成する設備 6.3 原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する設備 7. まとめ 35 無断複製転載禁止東京電力株式会社 2

4 1. はじめに重大事故等対処施設の耐震設計の位置づけ設計基準事故対処施設 ( 以下 DB 施設 ) が十分に機能せず設計基準事故 ( 以下 DBA) を超える事象すなわち重大事故等 1 ( 以下 SA) が発生した場合に備え常設の重大事故等対処施設 2 ( 以下 SA 施設 ) は SA 時においても必要な機能 3 が損なわれるおそれがないように耐震設計を行うとともに常設の施設可搬型の設備又はその組み合わせによる設備対策だけでなくマネジメントによる対策などの多様性を活かして SA に対処する具体的には 1 SA 施設は SA 時を含む各運転状態と地震との組合せに対して必要な機能が損なわれるおそれがないよう設計を行う 2 可搬設備等を活用することにより事故の緩和収束手段に多様性を持たせ頑健性を高めるとする本資料は 1 に係る耐震設計における各運転状態と地震との組合せについて検討した結果を取りまとめたものである 1: 重大事故に至るおそれがある事故 ( 運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故を除く ) 又は重大事故を総称して重大事故等という 2: 常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備については代替する設備の耐震クラスに適用される地震力を適用する 3: 重大事故等に対処するために必要な機能をいう無断複製転載禁止東京電力株式会社 4

6 2.1 設置許可基準規則第 4 条第 39 条の規定内容設置許可基準規則から要求される SA 施設に必要な耐震設計は以下のとおり DB 施設に対する要求事項のうち Ss に対する機能維持が求められている Ss に対する機能維持の適用に当たっては設置許可基準の解釈の別記 2 に準ずるものとされている DB 施設の基準の規定内容 SA 施設の基準の規定内容第四条設計基準対象施設は地震力に十分に耐えることができるものでなければならない 2 ( 重要度分類に関する条文のため省略 ) 3 耐震重要施設はその供用中に当該耐震重要施設に大きな影響を及ぼすおそれがある地震による加速度によって作用する地震力 ( 以下基準地震動による地震力という ) に対して安全機能が損なわれるおそれがないものでなければならない 4 ( 斜面の崩壊に関する条文のため省略 ) 設置許可基準規則の解釈第 4 条 ( 地震による損傷の防止 ) 別記 2 のとおりとする第三十九条重大事故等対処施設は次に掲げる施設の区分に応じそれぞれ次に定める要件を満たすものでなければならない一常設耐震重要重大事故防止設備が設置される重大事故等対処施設 ( 特定重大事故等対処施設を除く ) 基準地震動による地震力に対して重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがないものであること二 ( 常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備の耐震設計は耐震 B Cクラスと同等の設計とするが耐震 B Cクラスは事故時荷重との組合せを実施しないため省略 ) 三常設重大事故緩和設備が設置される重大事故等対処施設 ( 特定重大事故等対処施設を除く ) 基準地震動による地震力に対して重大事故に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがないものであること四 ( 特定重大事故等対処施設については今回申請対象ではないため省略 ) 設置許可基準規則の解釈第 39 条 ( 地震による損傷の防止 ) 1 第 39 条の適用に当たっては本規程別記 2 に準ずるものとする無断複製転載禁止東京電力株式会社 6

7 2.2 設置許可基準規則の解釈別記 2 の規定内容設置許可基準規則の解釈別記 2 では設置許可基準規則第 4 条第 3 項 (Ss に対する機能維持要求 ) の解釈として荷重の組合せに当たっては事故事象の発生確率継続時間及び地震動の超過確率の関係を踏まえ適切な地震力と組み合わせて考慮することとされている 6 第 4 条第 3 項に規定する安全機能が損なわれるおそれがないものでなければならないことを満たすために基準地震動に対する設計基準対象施設の設計に当たっては以下の方針によること一耐震重要施設のうち二以外のもの基準地震動による地震力に対してその安全機能が保持できること建物構築物については常時作用している荷重及び運転時に作用する荷重と基準地震動による地震力との組合せに対して当該建物構築物が構造物全体としての変形能力 ( 終局耐力時の変形 ) について十分な余裕を有し建物構築物の終局耐力に対し妥当な安全余裕を有していること機器配管系については通常運転時運転時の異常な過渡変化時及び事故時に生じるそれぞれの荷重と基準地震動による地震力を組み合わせた荷重条件に対してその施設に要求される機能を保持することなお上記により求められる荷重により塑性ひずみが生じる場合であってもその量が小さなレベルに留まって破断延性限界に十分な余裕を有しその施設に要求される機能に影響を及ぼさないことまた動的機器等については基準地震動による応答に対してその設備に要求される機能を保持すること具体的には実証試験等により確認されている機能維持加速度等を許容限界とすることなお上記の運転時の異常な過渡変化時及び事故時に生じるそれぞれの荷重については地震によって引き起こされるおそれのある事象によって作用する荷重及び地震によって引き起こされるおそれのない事象であってもいったん事故が発生した場合長時間継続する事象による荷重はその事故事象の発生確率継続時間及び地震動の超過確率の関係を踏まえ適切な地震力と組み合わせて考慮すること二津波防護施設浸水防止設備及び津波監視設備並びに浸水防止設備が設置された建物構築物基準地震動による地震力に対してそれぞれの施設及び設備に要求される機能 ( 津波防護機能浸水防止機能及び津波監視機能をいう ) が保持できること津波防護施設及び浸水防止設備が設置された建物構築物は常時作用している荷重及び運転時に作用する荷重と基準地震動による地震力の組合せに対して当該施設及び建物構築物が構造全体として変形能力 ( 終局耐力時の変形 ) について十分な余裕を有するとともにその施設に要求される機能 ( 津波防護機能及び浸水防止機能 ) を保持すること浸水防止設備及び津波監視設備は常時作用している荷重及び運転時に作用する荷重等と基準地震動による地震力の組合せに対してその設備に要求される機能 ( 浸水防止機能及び津波監視機能 ) を保持することこれらの荷重組合せに関しては地震と津波が同時に作用する可能性について検討し必要に応じて基準地震動による地震力と津波による荷重の組合せを考慮することなお上記の終局耐力とは構造物に対する荷重を漸次増大した際構造物の変形又は歪みが著しく増加する状態を構造物の終局状態と考えこの状態に至る限界の最大荷重負荷をいう無断複製転載禁止東京電力株式会社 7

8 2.3 JEAG4601 の規定内容荷重の組合せ耐震設計に係る工認審査ガイド ( 平成 25 年 6 月 19 日原子力規制委員会決定 ) の 4.2 荷重及び荷重の組合せにおいて規制基準の要求事項に留意して JEAG4601 の規定を参考に組み合わせることとされている JEAG4601 補重要度分類編における荷重の組合せに関する記載は以下のとおり JEAG4601 補重要度分類編 ( 抜粋 ) 参考資料 Ⅰ 運転状態と地震の関連について 1. 運転状態の定義 (1) 一般事項 b. その発生確率が 10-7 回 / 炉年を下回ると判断される事象は運転状態 Ⅰ~Ⅳ には含めない 2. 運転状態と地震動との組合せ 2.1 地震との従属事象地震時の状態とそれによって引き起こされるおそれのあるプラントの状態とは組合せなければならない 2.2 地震との独立事象地震と地震の独立事象の組合せはこれを確率的に考慮することが妥当であろう地震の発生確率が低く継続時間が短いことを考えればこれと組合せるべき状態はその原因となる事象の発生頻度及びその状態の継続時間との関連で決まることになる無断複製転載禁止東京電力株式会社 8

9 2.3 JEAG4601 の規定内容運転状態と許容応力状態 JEAG4601 補重要度分類編における運転状態と許容応力状態に関する記載は以下のとおりでありプラントの運転状態 Ⅰ~Ⅳ に対応する許容応力状態 Ⅰ A ~Ⅳ A 及び地震により生ずる応力に対する特別な応力の制限を加えた許容応力状態 Ⅲ A S Ⅳ A S を定義している JEAG4601 補許容応力編 ( 抜粋 ) 第 1 章基本事項 1.1 記号の説明状態運転状態 Ⅰ : 告示の運転状態 Ⅰの状態運転状態 Ⅱ : 告示の運転状態 Ⅱの状態運転状態 Ⅲ : 告示の運転状態 Ⅲの状態運転状態 ( 長期 )Ⅳ(L): 告示の運転状態 Ⅳの状態のうち長期間のものが作用している状態運転状態 ( 短期 )Ⅳ(S): 告示の運転状態 Ⅳの状態のうち短期間のもの ( 例 :JET JET 反力冷水注入による過渡現象等 ) が作用している状態応力評価許容応力状態 Ⅰ A : 告示の運転状態 Ⅰ 相当の応力評価を行う許容応力状態許容応力状態 Ⅰ A * :ECCS 等のように運転状態 Ⅳ(L) が設計条件となっているものに対する許容応力状態で許容応力状態 Ⅰ A に準ずる許容応力状態 Ⅱ A : 告示の運転状態 Ⅱ 相当の応力評価を行う許容応力状態許容応力状態 Ⅲ A : 告示の運転状態 Ⅲ 相当の応力評価を行う許容応力状態許容応力状態 Ⅳ A : 告示の運転状態 Ⅳ 相当の応力評価を行う許容応力状態許容応力状態 Ⅲ A S : 許容応力状態 Ⅲ A を基本としてそれに地震により生ずる応力に対する特別な応力の制限を加えた許容応力状態許容応力状態 Ⅳ A S : 許容応力状態 Ⅳ A を基本としてそれに地震により生ずる応力に対する特別な応力の制限を加えた許容応力状態無断複製転載禁止東京電力株式会社 9

11 3.SA 施設の荷重の組合せと許容応力状態の設定に関する基本方針 1 項 2 項の検討結果から SA 施設の荷重の組合せと許容応力状態の設定に関する基本方針を以下のとおりとした運転状態 SA 施設は DBA を超え SA が発生した場合に必要な措置を講じるための施設であることから運転状態として従来の Ⅰ~Ⅳ に加え SA の発生している状態として運転状態 Ⅴ を新たに定義する荷重の組合せ SA 施設についても DB 施設と同様に SA 施設が想定する運転状態として運転状態 Ⅰ~Ⅳ に加えそれを超える状態 ( 運転状態 Ⅴ) も想定し地震の従属事象については地震との組合せを実施するとともに独立事象についてはその発生確率継続時間地震動の超過確率の積等も考慮し適切な地震力と組み合わせる許容限界別記 2 によれば Ss に対する機能要求として荷重により塑性ひずみが生じる場合であってもその量が小さなレベルに留まって破断延性限界に十分な余裕を有しその施設に要求される機能に影響を及ぼさないこととされており DB 施設では許容応力状態 Ⅳ A S の許容限界を適用している新たに定義する許容応力状態 Ⅴ A S は SA に対処するために必要な機能が損なわれない許容限界として柏崎刈羽 6 号炉 7 号炉では機能維持設計の許容限界として適用実績のある許容応力状態 Ⅳ A S と同じ許容限界を適用するこれらの基本方針の詳細を次頁以降に示す無断複製転載禁止東京電力株式会社 11

12 3.1 SA 施設の運転状態当社の SA 施設における運転状態の考え方を以下に示す SA 施設は DB を超え SA が発生した場合に必要な措置を講じるための施設であることから運転状態として従来の Ⅰ~Ⅳ に加え SA の発生している状態として運転状態 Ⅴ を新たに定義するさらに運転状態 Ⅴ については重大事故等の状態が設計基準事故を超える更に厳しい状態であることを踏まえ事象発生直後の短期的に荷重が作用している状態を運転状態 Ⅴ(S) とし一連の過渡状態を除きある程度落ち着いた状態を長期的に荷重が作用している状態として運転状態 Ⅴ(L) Ⅴ(L) より更に長期的に荷重が作用している状態を運転状態 Ⅴ(LL) とする運転状態の説明 Ⅰ~Ⅳ:JEAG4601 で設定している運転状態 Ⅴ(S) :SA の状態のうち事象発生直後の短期的に荷重が作用している状態 Ⅴ(L) :SA の状態のうち長期的 ( 過渡状態を除く一連の期間 ) に荷重が作用している状態 Ⅴ(LL):SA の状態のうち Ⅴ(L) より更に長期的に荷重が作用している状態無断複製転載禁止東京電力株式会社 12

13 3.2 組合せの基本方針 2 項の整理内容を踏まえ SA 施設における荷重の組合せの設定方針を DB 施設の方針との対比で示す DB 施設に対しては運転状態 Ⅰ~Ⅳ を想定し地震の従属事象については地震との組合せを実施するとともに独立事象についてはその発生確率継続時間地震動の超過確率を踏まえ発生確率が 10-7 / 炉年超のものを組み合わせている SA 施設についても DB 施設と同様に SA 施設が想定する運転状態として運転状態 Ⅰ~Ⅳ に加えそれを超える状態も想定し地震の従属事象については地震との組合せを実施するとともに独立事象についてはその発生確率継続時間地震動の超過確率の積等も考慮し適切な地震力と組み合わせる DB 施設の組合せの考え方 Ss Sd による地震力と運転状態の組合せを考慮する運転状態 Ⅰ~Ⅳ を想定する地震の従属事象については地震による地震力との組合せを実施する地震の独立事象については事象の発生確率継続時間 Ss 若しくは Sd の超過確率を踏まえ発生確率が 10-7 / 炉年超の事象は組み合わせる SA 施設の組合せの考え方 Ss Sd による地震力と運転状態の組合せを考慮する運転状態 Ⅰ~Ⅳ を想定するとともにそれを超える SA の状態と運転状態 Ⅴ を想定する地震の従属事象については地震による地震力との組合せを実施する地震の独立事象については事象の発生確率継続時間及び Ss 若しくは Sd の超過確率の積等も考慮し工学的総合的に組み合わせるか否かを判断する組み合わせるか否かの判断は国内外の基準等でスクリーニング基準として参照されている値炉心損傷頻度及び格納容器機能喪失頻度の性能目標値に保守性をもたせた値を目安とし事象の発生確率継続時間及び Ss 若しくは Sd の超過確率の積との比較等により判断するまた上記により組合せ不要と判断された場合においても事故後長期間継続する荷重と Sd による地震力と組み合わせる SA が地震によって引き起こされるおそれがある事象であるかについては DB 施設の耐震設計の考え方に基づくとともに確率論的な考察も考慮した上で判断する無断複製転載禁止東京電力株式会社 13

14 3.2 組合せの基本方針 ( つづき ) DB 施設の組合せの考え方原子炉格納容器は LOCA 後の最終障壁となることから構造体全体としての安全裕度を確認する意味で LOCA 後の最大内圧と Sd による地震力との組合せを考慮する SA 施設の組合せの考え方原子炉格納容器について DB 施設では LOCA 後の最終障壁として SA に至らないよう強度的な余裕をさらに高めるべく LOCA 後の最大内圧と Sd による地震力との組合せを考慮することとしているが SA 施設においては強度的に更なる余裕を確保するのではなく以下の設計配慮を行うことにより余裕を付加し信頼性を高めることとする SA 施設としての原子炉格納容器については DB 施設の基準地震動に対する機能維持の考え方に準じ SA 時を含む各運転状態と地震との組合せに対して必要な機能が損なわれるおそれがないよう設計を行うさらに最終障壁としての構造体全体の安全裕度の確認として重大事故時の格納容器の最高温度最高内圧を大きく超える 200 2Pd( 最高使用圧力の 2 倍の圧力 ) の条件で原子炉格納容器の放射性物質閉じ込め機能が損なわれることがないことの確認を行う無断複製転載禁止東京電力株式会社 14

15 3.3 許容限界の基本方針 JEAG4601のDB 施設に対する規定内容を踏まえ SA 施設における許容限界の設定方針を示す DB 施設の許容限界の考え方 SA 施設の許容限界の考え方弾性設計の許容限界として運転状態 Ⅲ に対する許容応力状態に地震力に対する制限を加えた許容応力状態 Ⅲ A S を用いる機能維持設計の許容限界として運転状態 Ⅳ に対する許容応力状態に地震力に対する制限を加えた許容応力状態 Ⅳ A S を用いる SA 施設の耐震設計は DB 施設に準拠することとしていることから運転状態 Ⅰ~Ⅳ と地震による地震力の組合せに対しては DB 施設と同様の許容応力状態を適用する設計条件を超える運転状態 Ⅴ の許容応力状態として Ⅴ A を定義しさらに地震との組合せにおいては許容応力状態 Ⅴ A S を定義する別記 2 によれば機能維持設計の要求として荷重により塑性ひずみが生じる場合であってもその量が小さなレベルに留まって破断延性限界に十分な余裕を有しその施設に要求される機能に影響を及ぼさないこととされており DB 施設では許容応力状態 Ⅳ A S の許容限界を適用している新たに定義する許容応力状態 Ⅴ A S は SA に対処するために必要な機能が損なわれない許容限界であり柏崎刈羽 6 号炉 7 号炉では機能維持設計の許容限界として適用実績のある許容応力状態 Ⅳ A S と同じ許容限界を適用する許容応力状態の説明 Ⅰ A ~Ⅳ A :JEAG4601で設定している許容応力状態 Ⅲ A S~Ⅳ A S :JEAG4601で設定している許容応力状態 Ⅴ A : 運転状態 Ⅴ 相当の応力評価を行う許容応力状態 (SA 時に要求される機能が満足できる許容応力状態 ) Ⅴ A S : 許容応力状態 Ⅴ A を基本としてそれに地震により生ずる応力に対する特別な応力の制限を加えた許容応力状態 (SA 時に要求される機能が満足できる許容応力状態 ) 無断複製転載禁止東京電力株式会社 15

17 4.1 地震の従属事象独立事象の判断組合せの基本方針として, 従来 DB における考え方に従い, 下記の判断を行う 1 SA( 運転状態 Ⅴ ) の発生が地震の従属として引き起こされる事象である場合は,SA において経験する最大荷重と Ss を組み合わせる [ 従属事象 ] 2 SA の発生が地震の発生とは独立に引き起こされる事象である場合は,SA の発生確率継続時間及び地震動の超過確率の関係を踏まえ Ss Sd いずれか適切な地震力と組合せる [ 独立事象 ] 検討の結果 DB 施設の耐震設計の考え方に基づくとともに以下のように判断できる設計基準地震の発生を想定した場合その地震力未満で設計された設備が確定論的に設備が損傷すると仮定した場合に発生する事象 -B.C クラス設備の機能が確保されないとの前提では, 原子炉に対する外乱としては, 主蒸気流量の遮断, 給水流量の喪失, 外部電源喪失に伴う給水ポンプ及び原子炉再循環ポンプの停止となるが, これらはいずれも運転時の異常な過渡変化として扱われる事象に抱絡される ( 従前の DB における考え方と同じ整理 ) 〇上記の起因事象が発生した以降, スクラム,ECCS 等の安全機能期待できない場合は SA 事象に発展する可能性があり - 過渡事象発生後の緩和系である安全機能 ( スクラム,ECCS 等 ) は, 耐震 S クラス施設として位置づけられており, 以下の基本思想のとおり Ss による地震力に対して安全機能が損なわれるおそれのないよう設計されている耐震 S クラス施設は Ss による地震力に対して損傷しない下位クラスに属するものの波及的影響等に対してもその機能を損なわない - 炉心損傷防止に係る重大事故等対策の有効性評価において想定した全ての事故シーケンスに対し Ss 相当の地震により起因事象が発生したとしても耐震 S クラス施設である緩和設備が機能することで SA に発展することはないことを確認以上のとおり, 決定論的に運転状態 Ⅴ は 2 独立事象として扱うものと判断できるなお, 確率論的な知見により ( 地震 PRA を活用 ),Ss 相当までの地震力によって安全機能が喪失し ( ランダム故障は除く ), 炉心損傷に至る頻度は 10-8 オーダーであり十分に小さいことから, 上記の確定論に基づく判断は適切であることを確認した無断複製転載禁止東京電力株式会社 17

18 4.2 施設分類対象施設は設置許可基準規則技術基準規則 JEAG4601 の分類等を踏まえた分類を行いその分類毎に組合せ方針を検討することとし対象施設は以下のとおり分類する SA 施設は設置許可基準規則の解釈別記 2 から機器配管系と建物構築物に分類されるここで建物構築物についても機器配管系と同様の考え方で組合せを考慮することとするまた原子炉格納容器バウンダリを構成する設備 ( 以下 PCV バウンダリ ) と原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する設備 ( 以下 RPV バウンダリ ) については重大事故等対策の有効性評価により得られた SA 時の圧力温度の推移を用いて検討を行うことから他の施設とは別に SA 荷重と地震力の組合せを検討する以上のことから以降の検討では施設を図のとおり分類し建物構築物を含む全般施設は PCV バウンダリ RPV バウンダリ以外の機器配管系の組合せ方針を適用するなお原子炉格納容器の圧力温度等の条件を用いて評価を行う施設については PCV バウンダリの荷重の組合せに従い支持構造物については支持される施設の荷重の組合せに従うものとする設置許可基準規則第 39 条施設の扱い DB 施設における設置許可基準規則 DB 施設における技術基準規則設置許可基準規則別記 2 における分類 JEAG4601 における機器配管系の設備分類今回の検討における分類常設耐震重大事故防止設備 DB 施設ではない SA 施設建物構築物全般施設機器配管系常設重大事故緩和設備上記以外の SA 施設設置許可基準規則第 4 条技術基準規則第 5 条建物構築物機器配管系クラス設備クラス MC 容器クラス MC 容器 (PCV バウンダリ ) クラス 1 設備クラス 1 設備 (RPV バウンダリ ) 無断複製転載禁止東京電力株式会社 18

19 4.3 独立事象に対する荷重の組合せの選定手順 (1/2) 地震の独立事象に対して施設分類毎 ( 全般施設 PCV バウンダリ RPV バウンダリを構成する設備 ) に適用する荷重の組合せの選定手順を示す考え方としては事象の発生確率継続時間地震動の超過確率の積等を考慮し工学的総合的に組み合わせる地震力を判断する以下に全体フローを示す 1SA 事象の発生確率を設定する 1SA の発生確率としては炉心損傷頻度の性能目標値である 10-4 / 炉年を適用する 2Ss Sd の超過確率を設定する 3 荷重の組合せの判断は 1 と 2 と SA の継続時間との積で行いそのスクリーニングの判断基準を設定する 2 地震ハザード解析から得られる超過確率を参照し JEAG4601 補で記載されている S 2 S 1 の発生確率を Ss Sd の超過確率に読み替えて適用する 3 スクリーニングの判断基準は DB 施設における設計の際のスクリーニング基準である 10-7 / 炉年に保守性を見込んだ 10-8 / 炉年とする 412 の積と 3 を踏まえて弾性設計用地震動 Sd 基準地震動 Ss と組合せるべき SA の継続時間を設定する 54 を踏まえて施設分類毎に荷重の組合せを検討する 4 継続時間の設定事故発生時を基点として 10-2 年までの期間を地震荷重との組合せが不要 : 短期 ( 運転状態 Ⅴ(S)) 弾性設計用地震動 Sd との組合せが必要な 10-2 ~ 年 : 長期 (L)( 運転状態 Ⅴ(L)) 基準地震動 Ss との組合せが必要な期間年以降 : 長期 (LL)( 運転状態 Ⅴ(LL)) 米国の SRP において重大な FP の放出に至る事故を生じさせる可能性のある事象に関する十分低い確率として許容しうる基準として 10-7 / 炉年という値が用いられているまた航空機落下に関しても 10-7 / 年という値が用いられている無断複製転載禁止東京電力株式会社 19

20 4.3 独立事象に対する荷重の組合せの選定手順 (2/2) 1~4 を考慮して運転状態 V(S) 運転状態 V(L) 運転状態 V(LL) を設定し基準地震動 Ss と組合せる期間弾性設計用地震動 Sd と組合せる期間を決定する具体的には運転状態 V(L) における荷重と Sd 運転状態 V(LL) における荷重と Ss を組合せる 1SA 事象の発生確率を設定する 2Ss Sd の超過確率を設定する 3 荷重の組合せの判断は 1 と 2 と SA の継続時間との積で行いそのスクリーニングの判断基準を設定する 412 の積と 3 を踏まえて弾性設計用地震動 Sd 基準地震動 Ss と組合せるべき SA の継続時間を設定する 54 を踏まえて施設分類毎に荷重の組合せを検討する無断複製転載禁止東京電力株式会社 20

22 5.1 全般施設 4 項の検討手順に基づき事象の発生確率継続時間地震動の超過確率を踏まえ荷重の組合せを検討した 1 炉心損傷頻度の性能目標値である 10-4 / 炉年を適用する 2 地震ハザード解析から得られる超過確率を参照し JEAG4601 補で記載されている S 2 S 1 の発生確率を Ss Sd の超過確率に読み替えて適用する 3 スクリーニングの判断基準は DB 施設の設計の際のスクリーニング基準である 10-7 / 炉年に保守性を見込んだ 10-8 / 炉年とする 4 継続時間の設定事故発生時を基点として 10-2 年までの期間を地震荷重との組合せが不要 : 短期 ( 運転状態 Ⅴ(S)) 弾性設計用地震動 Sdとの組合せが必要な10-2 ~ 年 : 長期 (L)( 運転状態 Ⅴ(L)) 基準地震動 Ssとの組合せが必要な期間年以降 : 長期 (LL)( 運転状態 Ⅴ(LL)) 5 荷重の組合せ検討次頁にて整理する無断複製転載禁止東京電力株式会社 22

23 5.1 全般施設前頁で設定した事象の発生確率継続時間地震動の超過確率を踏まえ組合せを整理した事故シーケンス重大事故等の発生確率地震動の発生確率荷重の組合せを考慮する判断目安組合せの目安となる継続時間全ての SA 10-4 / 年 1 弾性設計用地震動 Sd 10-2 / 年年以上 10-8 / 年以上基準地震動 Ss / 年年以上 1: 原子力安全委員会発電用軽水型原子炉施設の性能目標についてに記載されている炉心損傷頻度の性能目標値を踏まえ重大事故等の発生確率として 10-4 / 年とした 2:JEAG に記載されている地震動の発生確率 S 2 S 1 の発生確率を Ss Sd に読み換えた SA の発生確率地震動の超過確率に関する考察 SA の発生確率は個別プラントの炉心損傷頻度を用いず炉心損傷頻度の性能目標値である 10-4 / 炉年を適用している地震ハザード解析結果から得られる超過確率を参照し地震動の超過確率は JEAG4601 補に記載の発生確率を用いている全般施設については必ずしも SA による荷重の時間履歴を詳細に評価しないことから上記の考え方を包絡するように SA 発生後の最大荷重と Ss による地震力を組合せる SA 発生後の最大荷重と Ss の組合せを考慮無断複製転載禁止東京電力株式会社 23

24 5.2 原子炉格納容器バウンダリを構成する設備 4 項の検討手順に基づき事象の発生確率継続時間地震動の超過確率を踏まえ荷重の組合せを検討した 1 炉心損傷頻度の性能目標値である 10-4 / 炉を適用する 2 地震ハザード解析から得られる超過確率を参照し JEAG4601 補で記載されている S 2 S 1 の発生確率を Ss Sd の超過確率に読み替えて適用する 3 スクリーニングの判断基準は DB 施設の設計の際のスクリーニング基準である 10-7 / 炉年に保守性を見込んだ 10-8 / 炉年とする 4 継続時間の設定事故発生時を基点として 10-2 年までの期間を地震荷重との組合せが不要 : 短期 ( 運転状態 Ⅴ(S)) 弾性設計用地震動 Sdとの組合せが必要な10-2 ~ 年 : 長期 (L)( 運転状態 Ⅴ(L)) 基準地震動 Ssとの組合せが必要な期間年以降 : 長期 (LL)( 運転状態 Ⅴ(LL)) 5 荷重の組合せ検討次頁にて整理する無断複製転載禁止東京電力株式会社 24

25 5.2 原子炉格納容器バウンダリを構成する設備前頁で設定した事象の発生確率継続時間地震動の超過確率を踏まえ組合せを整理した事故シーケンス重大事故等の発生確率地震動の発生確率荷重の組合せを考慮する判断目安組合せの目安となる継続時間全ての SA 10-4 / 年 1 弾性設計用地震動 Sd 10-2 / 年年以上 10-8 / 年以上基準地震動 Ss / 年年以上 1: 原子力安全委員会発電用軽水型原子炉施設の性能目標についてに記載されている炉心損傷頻度の性能目標値を踏まえ重大事故等の発生確率として 10-4 / 年とした 2:JEAG に記載されている地震動の発生確率 S 2 S 1 の発生確率を Ss Sd に読み換えた SA の発生確率地震動の超過確率に関する考察 SA の発生確率は個別プラントの炉心損傷頻度を用いず炉心損傷頻度の性能目標値である 10-4 / 炉年を適用している地震ハザード解析結果から得られる超過確率を参照し地震動の超過確率は JEAG4601 補に記載の発生確率を用いている SA 短期荷重と地震動との組合せは不要 SA 長期 (L) 荷重と Sd の組合せを考慮 SA 長期 (LL) 荷重と Ss の組合せを考慮無断複製転載禁止東京電力株式会社 25

26 5.2 原子炉格納容器バウンダリを構成する設備事故シーケンスの抽出原子炉格納容器の圧力温度条件が最も厳しくなる事故シーケンスグループを抽出雰囲気圧力温度による静的負荷 ( 格納容器過圧過温破損 ( 代替循環冷却を使用する場合 )) 格納容器過圧過温破損 ( 代替循環冷却を使用する場合 ) における格納容器圧力の推移格納容器過圧過温破損 ( 代替循環冷却を使用する場合 ) における格納容器温度 ( 気相部 ) の推移 SA 発生後 10-2 年後前までに原子炉格納容器の最高圧力及び最高温度となり 10-2 年後以降は原子炉格納容器圧力逃がし装置等又は代替原子炉補機冷却系による除熱機能の効果により格納容器圧力及び温度は低下傾向が維持される無断複製転載禁止東京電力株式会社 26

5.3 原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する設備 4 項の検討手順に基づき事象の発生確率継続時間地震動の超過確率を踏まえ荷重の組合せを検討した 1 炉心損傷頻度の性能目標値である 10-4 / 炉年を適用する 2 地震ハザード解析から得られる超過確率を参照し JEAG4601 補 -1984 で記載されている S 2 S 1 の発生確率を Ss Sd の超過確率に読み替えて適用する 3

27 5.3 原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する設備 4 項の検討手順に基づき事象の発生確率継続時間地震動の超過確率を踏まえ荷重の組合せを検討した 1 炉心損傷頻度の性能目標値である 10-4 / 炉年を適用する 2 地震ハザード解析から得られる超過確率を参照し JEAG4601 補で記載されている S 2 S 1 の発生確率を Ss Sd の超過確率に読み替えて適用する 3 スクリーニングの判断基準は DB 施設の設計の際のスクリーニング基準である 10-7 / 炉年に保守性を見込んだ 10-8 / 炉年とする 4 継続時間の設定事故発生時を基点として 10-2 年までの期間を地震荷重との組合せが不要 : 短期 ( 運転状態 Ⅴ(S)) 弾性設計用地震動 Sdとの組合せが必要な10-2 ~ 年 : 長期 (L)( 運転状態 Ⅴ(L)) 基準地震動 Ssとの組合せが必要な期間年以降 : 長期 (LL)( 運転状態 Ⅴ(LL)) 5 荷重の組合せ検討次頁にて整理する無断複製転載禁止東京電力株式会社 27

28 5.3 原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する設備前頁で設定した事象の発生確率継続時間地震動の超過確率を踏まえ組合せを整理した事故シーケンス重大事故等の発生確率地震動の発生確率荷重の組合せを考慮する判断目安組合せの目安となる継続時間全ての SA 10-4 / 年 1 弾性設計用地震動 Sd 10-2 / 年年以上 10-8 / 年以上基準地震動 Ss / 年年以上 1: 原子力安全委員会発電用軽水型原子炉施設の性能目標についてに記載されている炉心損傷頻度の性能目標値を踏まえ重大事故等の発生確率として 10-4 / 年とした 2:JEAG に記載されている地震動の発生確率 S 2 S 1 の発生確率を Ss Sd に読み換えた SA の発生確率地震動の超過確率に関する考察 SA の発生確率は個別プラントの炉心損傷頻度を用いず炉心損傷頻度の性能目標値である 10-4 / 炉年を適用している地震ハザード解析結果から得られる超過確率を参照し地震動の超過確率は JEAG4601 補に記載の発生確率を用いている SA 短期荷重と地震動との組合せは不要 SA 長期 (L) 荷重と Sd の組合せを考慮 SA 長期 (LL) 荷重と Ss の組合せを考慮無断複製転載禁止東京電力株式会社 28

29 5.3 原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する設備事故シーケンスの抽出原子炉圧力容器の圧力温度条件が最も厳しくなる事故シーケンスグループを抽出原子炉停止機能喪失原子炉停止機能喪失における中性子束の時間変化 ( 事象発生から 40 分後まで ) * 初期圧力 7.07MPa[gage] 原子炉停止機能喪失における原子炉圧力原子炉水位 ( シュラウド外水位 ) の時間変化 ( 事象発生から 40 分後まで ) 原子炉圧力は主蒸気隔離弁の閉止に伴う圧力上昇以降速やかに耐震設計上の設計圧力である 8.38MPa[gage] を下回るまた事象開始から 30 分以内にほう酸水注水系による未臨界が確立され事象は収束する無断複製転載禁止東京電力株式会社 29

31 6. 許容応力状態の検討結果許容応力状態については 5 項の荷重の組合せの検討結果に加え 1~3 項に記載の以下の考え方に基づき設定した SA の発生を防止する観点から運転状態 Ⅰ~Ⅳ については DB 施設と同等の考えうる最も高い水準で耐震設計を行う 3 項で SA 時に施設に要求される機能が満足する許容応力状態として設定した V A S は運転状態 Ⅰ~Ⅳ を超える SA の発生している運転状態 V に対する許容応力状態であり閉じ込め機能を確実にし放射性物質の放出を合理的に達成可能な限り低く維持することが求められる V A S の許容限界は柏崎刈羽 6 号炉 7 号炉ではこれらの機能を保持する観点から Ⅳ A S と同じものを適用するこれらに基づき検討した許容応力状態の検討結果を次頁以降に示す 6.1 全般施設 6.2 原子炉格納容器バウンダリを構成する設備 6.3 原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する設備無断複製転載禁止東京電力株式会社 31

32 6.1 全般施設全般施設の組合せの検討結果を踏まえた全般施設の各運転状態との組合せに対する許容応力状態は以下のとおり運転状態許容応力状態 DB 施設 SA 施設 Sd Ss Sd Ss Ⅰ Ⅰ A Ⅲ A S Ⅳ A S - Ⅳ A S DB と同じ許容応力状態とする Ⅱ Ⅱ A Ⅲ A S Ⅳ A S - Ⅳ A S DB と同じ許容応力状態とする Ⅲ Ⅲ A Ⅲ A S Ⅳ A S - Ⅳ A S DB と同じ許容応力状態とする Ⅳ(L) Ⅳ A ECCS 等 :Ⅰ * A 備考 Ⅲ A S 1 - Ⅲ A S 1 - DB と同じ許容応力状態とする Ⅳ(S) Ⅳ A Ⅴ(LL) Ⅴ A - Ⅴ A S 2 Ⅴ A S の許容限界は柏崎刈羽 6 号炉及び 7 号炉では Ⅳ A S と同じものを適用する 1:ECCS に係るもののみ 2:SA 後短期的なものと長期的なものを区別せずそれらを包絡する条件を SA 条件として設定する ( 原子炉格納容器雰囲気温度の影響を受ける全般施設については 6.2 項の検討結果も考慮する ) 無断複製転載禁止東京電力株式会社 32

33 6.2 原子炉格納容器バウンダリを構成する設備各運転状態との組合せに対する許容応力状態は以下のとおり DB 条件における評価では Sd+ 事故後長期荷重では Ⅲ A S を許容応力状態としているがこれは ECCS 等と同様 PCV バウンダリが事故を緩和収束させるために必要な施設に挙げられていることによるものであるまた DB 施設として PCV バウンダリについては LOCA 後 (DBA) の最終障壁としての安全裕度を確認する意味で LOCA 後の最大内圧と Sd の組合せを実施している SA 施設としての PCV バウンダリについては最終障壁としての安全裕度の確認として重大事故時の格納容器の最高温度最高内圧を大きく超える 200 2Pd の条件で PCV バウンダリの放射性物質閉じ込め機能が損なわれることがないことの確認を行う運転状態許容応力状態 DB 施設 SA 施設 Sd Ss Sd Ss Ⅰ Ⅰ A Ⅲ A S Ⅳ A S - Ⅳ A S DB と同じ許容応力状態とする Ⅱ Ⅱ A Ⅲ A S Ⅳ A S - Ⅳ A S DB と同じ許容応力状態とする Ⅲ Ⅲ A Ⅲ A S Ⅳ A S - Ⅳ A S DB と同じ許容応力状態とする Ⅳ(L) Ⅰ * A Ⅲ A S - Ⅲ A S - DB と同じ許容応力状態とする Ⅳ(S) Ⅳ A Ⅳ A S Ⅴ(LL) Ⅴ A - Ⅴ A S 2 Ⅴ A S の許容限界は柏崎刈羽 6 号炉 Ⅴ(L) Ⅴ A Ⅴ A S 2 - 及び7 号炉では Ⅳ A S と同じものを適用する Ⅴ(S) Ⅴ A : 構造体全体としての安全裕度を確認する意味で LOCA 後の最大内圧と Sd による地震力との組合せを考慮する 2: 原子炉格納容器雰囲気温度の影響を受ける全般施設については 6.1 項の検討結果も考慮する備考無断複製転載禁止東京電力株式会社 33

34 6.3 原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する設備各運転状態との組合せに対する許容応力状態は以下のとおり DB 条件における評価では Sd+ 事故後長期荷重では ECCS 等は Ⅲ A S を許容応力状態としているがこれは ECCS 等が事故時に運転を必要とする施設に挙げられていることによるものである運転状態許容応力状態 DB 施設 SA 施設 Sd Ss Sd Ss Ⅰ Ⅰ A Ⅲ A S Ⅳ A S - Ⅳ A S DB と同じ許容応力状態とする Ⅱ Ⅱ A Ⅲ A S Ⅳ A S - Ⅳ A S DB と同じ許容応力状態とする Ⅲ Ⅲ A Ⅲ A S Ⅳ A S - Ⅳ A S DB と同じ許容応力状態とする Ⅳ(L) Ⅳ A ECCS 等 :Ⅰ * A 備考 Ⅳ A S 1 - Ⅳ A S 1 - DB と同じ許容応力状態とする Ⅳ(S) Ⅳ A Ⅴ(LL) Ⅴ A - Ⅴ A S Ⅴ A S の許容限界は柏崎刈羽 6 号炉 Ⅴ(L) Ⅴ A Ⅴ A S - 及び7 号炉では Ⅳ A S と同じものを適用する Ⅴ(S) Ⅴ A :ECCS に係るものは Ⅲ A S 無断複製転載禁止東京電力株式会社 34

36 7. まとめ SA 施設の耐震設計にあたっては SA は地震の独立事象として位置づけたうえで SA の発生確率継続時間及び地震動の超過確率の関係を踏まえ SA 荷重と Ss Sd いずれか適切な地震力を組み合わせて評価することとしその組合せ検討結果としては以下のとおりとなる全般施設重大事故等の発生確率 10-4 / 年 PCVバウンダリ重大事故等の発生確率 10-4 / 年 RPVバウンダリ重大事故等の発生確率 10-4 / 年地震動の発生確率荷重の組合せを考慮する判断目安組合せの目安となる継続時間 10-2 年以上弾性設計用地震動 Sd 10-2 / 年 10-8 / 年以上基準地震動 Ss / 年年以上地震動の発生確率荷重の組合せを考慮する判断目安組合せの目安となる継続時間考慮する組合せ SA 荷重 +Ss 全般施設については必ずしも SA による荷重の時間履歴を詳細に評価しないことから組合せの考え方を包絡するように SA 発生後の最大荷重と Ss による地震力を組合せる考慮する組合せ弾性設計用地震動 Sd 10-2 / 年 10-2 年以上 10-8 SA 長期 (L) 荷重 +Sd / 年以上基準地震動 Ss / 年年以上 SA 長期 (LL) 荷重 +Ss 地震動の発生確率荷重の組合せを考慮する判断目安組合せの目安となる継続時間考慮する組合せ弾性設計用地震動 Sd 10-2 / 年 10-2 年以上 10-8 SA 長期 (L) 荷重 +Sd / 年以上基準地震動 Ss / 年年以上 SA 長期 (LL) 荷重 +Ss 無断複製転載禁止東京電力株式会社 36

37 7. まとめ以上を踏まえ機器配管系の荷重の組合せについて柏崎刈羽 6 号炉 7 号炉の耐震設計方針を以下に示す DB 施設 (a) S クラスの機器配管系については通常運転時の状態で作用する荷重と地震力とを組み合わせる (b) S クラスの機器配管系については運転時の異常な過渡変化時の状態及び設計基準事故時の状態のうち地震によって引き起こされるおそれのある事象による荷重と地震力とを組み合わせる (c) S クラスの機器配管系については運転時の異常な過渡変化時の状態及び設計基準事故時の状態で作用する荷重のうち地震によって引き起こされるおそれのない事象であってもいったん事故が発生した場合長時間継続する事象による荷重はその事故事象の発生確率継続時間及び地震動の超過確率の関係を踏まえ適切な地震力と組み合わせる SA 施設 (a) 常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置される重大事故等対処施設の機器配管系については通常運転時の状態で作用する荷重と地震力とを組み合わせる (b) 常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置される重大事故等対処施設の機器配管系については運転時の異常な過渡変化時の状態設計基準事故時の状態及び重大事故等の状態で作用する荷重のうち地震によって引き起こされるおそれがある事象によって作用する荷重と地震力とを組み合わせる重大事故等が地震によって引き起こされるおそれがある事象であるかについては設計基準対象施設の耐震設計の考え方に基づくとともに確率論的な考察も考慮した上で設定する (c) 常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置される重大事故等対処施設の機器配管系については運転時の異常な過渡変化時の状態設計基準事故時の状態及び重大事故等の状態で作用する荷重のうち地震によって引き起こされるおそれがない事象による荷重はその事故事象の発生確率継続時間及び地震動の超過確率の関係を踏まえ適切な地震力 ( 基準地震動又は弾性設計用地震動による地震力 ) と組み合わせるこの組合せについては事故事象の発生確率継続時間及び地震動の超過確率の積等を考慮し工学的総合的に勘案の上設定するなお継続時間については対策の成立性も考慮した上で設定する以上を踏まえ原子炉格納容器バウンダリを構成する設備および原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する設備についてはいったん事故が発生した場合長時間継続する事象 V(L) による荷重と弾性設計用地震動による地震力を組合せるまた V(L) よりも更に長時間継続する事象 V(LL) による荷重と基準地震動による地震力を組合せるさらにその他の施設についてはいったん事故が発生した場合長時間継続する事象による荷重と基準地震動による地震力を組み合わせる無断複製転載禁止東京電力株式会社 37

39 参考 : 先行審査実績のある SA+ 地震の考え方 SA の運転状態の考え方運転状態 Ⅰ: 告示の運転状態 Ⅰ の状態運転状態 Ⅱ: 告示の運転状態 Ⅱ の状態運転状態 Ⅲ: 告示の運転状態 Ⅲ の状態運転状態 Ⅳ(L): 告示の運転状態 Ⅳ の状態のうち長期間のものが作用している状態運転状態 Ⅳ(S): 告示の運転状態 Ⅳ の状態のうち短期間のものが作用している状態運転状態 Ⅴ(L):SA の状態のうち長期的 ( 過渡状態を除く一連の期間 ) に荷重が作用している状態運転状態 Ⅴ(S):SA の状態のうち事象発生直後の短期的に荷重が作用している状態先行審査における考え方と同じ考え方とする JEAG4601 無断複製転載禁止東京電力株式会社 39

参考 : 先行審査実績のある SA+ 地震の考え方先行審査における運転状態 Ⅴ(S) 運転状態 Ⅴ(L) の考え方運転状態 Ⅴ(S) : ピーク温度, ピーク圧力と組合せ運転状態 Ⅴ(L) : 最高使用温度圧力と組合せ x y DBA の上限通常運転状態 < 前提条件 > SA 発生頻度 :10^-4[/ 炉年 ] Ss:5.0 10^-4[/ 年 ] Sd:1.

40 参考 : 先行審査実績のある SA+ 地震の考え方先行審査における運転状態 Ⅴ(S) 運転状態 Ⅴ(L) の考え方運転状態 Ⅴ(S) : ピーク温度, ピーク圧力と組合せ運転状態 Ⅴ(L) : 最高使用温度圧力と組合せ x y DBA の上限通常運転状態 < 前提条件 > SA 発生頻度 :10^-4[/ 炉年 ] Ss:5.0 10^-4[/ 年 ] Sd:1.0 10^-2[/ 年 ] 運転状態 V(S) の継続時間 :x[ 年 ] 運転状態 V(L) の継続時間 :y[ 年 ] ここで V(S):SA 発生後荷重が DBA 上限を下回るまでの期間 V(L):V(S) 終了時から荷重が通常状態を下回るまでの期間 SA 荷重と地震荷重の組合せ要否の判定基準 : 下記計算による頻度 [/ 炉年 ] が充分に小さいこと [SA 発生頻度 ] [ 地震 (Ss or Sd) の確率 ] [ 運転状態 (V(S) or V(L)) の継続時間 ]l 先行審査プラントでは 10-8 を適用されている無断複製転載禁止東京電力株式会社 40

41 参考 : BWR にて配慮すべき事項 (1) 当社における運転状態 Ⅴ(S) Ⅴ(L) の考え方 1 運転状態継続期間の考え方は先行と同じ 2 運転状態 Ⅴ(L) において通常運転温度圧力を超える期間は長期にわたるため適切な地震動との組合せを考慮する観点で,Sd と組合わせる期間,Ss と組合わせる期間を設定する必要があるよって, 運転状態 Ⅴ(L) に加えて, 運転状態 Ⅴ(LL) を設定する運転状態 Ⅴ(S): 事象発生後 ~10-2 年運転状態 Ⅴ(L): 年以内運転状態 Ⅴ(LL): 年以上 ( 組合せるべき荷重 ) ピーク圧力温度当該期間での最高温度圧力当該期間での最高温度圧力無断複製転載禁止東京電力株式会社 41

42 参考 : BWR にて配慮すべき事項 (2) 先行 PWR と当社の地震荷重組合せ概念の違い先行 PWR 当社荷重時間運転状態 Ⅴ(S) 運転状態 Ⅴ(L) 運転状態 Ⅴ(LL) 事故発生 PWR 先行手法当社短期 : 運転状態 Ⅴ(S) 組合せなし組合せなし長期 (L): 運転状態 Ⅴ(L) Sdとの組合せ Sdとの組合せ長期 (LL): 運転状態 V(LL) - Ssとの組合せ Ss+ 通常運転時荷重の評価で包絡無断複製転載禁止東京電力株式会社 42

43 参考 : BWR にて配慮すべき事項 (3) BWR の特性 BWR では事故後の崩壊熱に起因する熱エネルギーをサプレッションプールに蓄積させるサプレッションプールの最高温度の設計思想は以下のとおり LOCA 時のブローダウン時における凝縮能力の確保 SRV クエンチャによる蒸気凝縮能力の確保これらを満たすため RHR の除熱能力が設定されているよって SA 時に RHR 除熱機能の喪失を前提とした場合最高温度通常運転温度を超過する期間が PWR に比べて長期間継続することとなる最高使用温度 (104 ) C/V 過圧破損における C/V 温度の時間変化 ( 伊方 3 号炉審査資料より抜粋 ) 格納容器過圧過温破損 ( 代替循環冷却を使用する場合 ) におけるサフレッションチェンハ水温の推移 ( 柏崎刈羽 6 号炉 7 号炉 ) よって, 年以上の運転状態として Ⅴ(L) より長期の運転状態を設定する必要がある Ⅴ(LL): 年以上無断複製転載禁止東京電力株式会社 43

44 参考 : BWR にて配慮すべき事項 (4) BWR の特性 ( 炉心損傷後の挙動について ) 耐震評価の荷重を組み合わせる上では SA の発生確率継続時間地震動の超過確率を考慮し適切な地震力と組み合わせるとの考え方が基本 KK-6,7 では, 格納容器破損防止を評価するシナリオとして, 以下の 2 種類が存在 - 過圧過温シナリオ : 大破断 LOCA+ECCS 機能喪失 +SBO -RPV 破損後の格納容器破損モードを評価するためのシナリオ : 過渡事象 +ECCS 機能喪失 +(SA 炉心注水無し ) RPV 破損後のシナリオは SA 設備として追加した炉心への注水機能には期待しないとの前提で評価を行っており本来当該シナリオは高圧代替注水系又は低圧代替注水系による注水により炉心損傷の回避が可能なシナリオよって荷重の組み合わせを考える際上述の組み合わせの考え方に照らすと他の事故シナリオと同列に扱うことは適切ではないよって耐震評価においては過圧過温シナリオを格納容器に対する地震との荷重の組み合わせの対象シナリオとする無断複製転載禁止東京電力株式会社 44

参考補足 :RPV に注水できない場合の溶融炉心の挙動に関する BWR の特徴 RPV 破損に至るまでの時間 BWR

と原子炉注水機能喪失が重畳するシナリオでの比較 1 炉心溶融開始 2RPV 下部への溶融炉心落下開始 PWR では原子炉容器

45 参考補足 :RPV に注水できない場合の溶融炉心の挙動に関する BWR の特徴 RPV 破損に至るまでの時間 BWR は事象発生から RPV 破損までの時間が PWR に比べて長い事象発生から RPV 破損までの事象進展の時間大 LOCA と原子炉注水機能喪失が重畳するシナリオでの比較 1 炉心溶融開始 2RPV 下部への溶融炉心落下開始 PWR では原子炉容器 (RV) と表記されるが便宜上 RPV とした 3RPV 破損 KK6/7(ABWR) 約 1.7 時間後約 1.9 時間約 6.4 時間後 PWR の例約 19 分後約 54 分後約 1.5 時間後 1 炉心が溶融し, 炉心位置で溶融プールを形成 2 溶融炉心が落下し, 炉心支持板が破損, 下部プレナムに溶融炉心が落下 3 溶融炉心により RPV 底部が破損無断複製転載禁止東京電力株式会社 45

46 参考補足 :BWR における炉心損傷後の注水対策の考え方炉心損傷後の注水対策の考え方の違い PWR: 事象の進展が早く,DB 設備が機能喪失している状況では,RPV 破損を回避することができない (RPV 破損が回避可能な有効な SA 対策はない ) よって, 速やかに格納容器側における対応へ移行 BWR: 溶融炉心の下部プレナムへの移行 (2 の状態 ) が回避できるよう, 速やかに原子炉への注水を開始することが,SA 対策の基本 [SBO 時でも代替交流電源低圧代替注水により約 70 分後に原子炉注水を実施可能であり, 溶融が開始 (1 の状態 ) する前に注水を開始 ] 炉心損傷後の有効性評価の対象とした事故シーケンスとその位置付け PWR の例 : 原子炉容器 (RV) が破損に至る事故シーケンスを評価 KK6/7(ABWR): RPV 破損無し及び破損有りとして二つの事故シーケンスにて評価 RPV が破損しない場合 : 大破断 LOCA+ECCS 機能喪失 +SBO 低圧代替注水系を 70 分までに注水開始することで,2 の状態を回避 RPV が破損する場合 : 過渡事象 +ECCS 機能喪失 +(SA 炉心注水無し ) RPV 破損後の格納容器破損モードを厳しく評価するため, 重大事故等防止対策による原子炉注水は実施しないものとして評価無断複製転載禁止東京電力株式会社 46

47 参考 :( まとめ ) 重大事故と地震荷重の組合せについて先行 PWR での考え方運転状態 Ⅴ(S) : 組合せなし ( 荷重はピーク圧力温度 ) 運転状態 Ⅴ(L) : 最高使用温度圧力の組合せ当社の考え方運転状態 Ⅴ(S) : 組合せなし ( 荷重はピーク圧力温度 ) 運転状態 Ⅴ(L) : Sd 地震荷重と当該期間における最高温度圧力の組合せ運転状態 Ⅴ(LL) : Ss 地震荷重と当該期間における最高温度圧力の組合せ無断複製転載禁止東京電力株式会社 47

Microsoft PowerPoint - （四国電力）JASMiRT CV構造評価_r2.ppt [互換モード]

Microsoft PowerPoint - （四国電力）JASMiRT CV構造評価_r2.ppt [互換モード] 伊方発電所 3 号機 SA 時の原子炉格納容器構造健全性に関する評価平成 28 年 10 月 21 日四国電力株式会社納容器内雰囲気温子炉格納容器圧1. 評価の概要 < 伊方 3 号機再稼働審査 > 新規制基準要求として重大事故等時においても原子炉格納容器 (CV) の放射性物質の閉じ込め機能が確保できることを確認する必要がある伊方 3 号機の重大事故等時の CV 雰囲気温度 / 圧力の最高値は約