HIGIS 3/ﾌﾟﾚｾﾞﾝﾃｰｼｮﾝ資料/J_WhiteA.ppt

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しょうじやすこ
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1 第 15 回保全セミナーフィルタベントシステムの概要と必要性及び有効性について 2015 年 2 月 4 日日立 GE ニュークリアエナジー ( 株 ) 原子力計画部伊藤秀一

2 目次 1. フィルタベントシステムの規制要求への対応について 2. 原子力発電所の安全性および信頼性向上の考え方について 3. フィルタベントシステムの構成 4. 航空機テロ時の対応について 5. 福島第一原子力発電所事故時における格納容器ベントの状況 6. 格納容器ベントシステムの信頼性向上対策例 7. 結論 ( 補足 ) 規制要求について ( 条文と規則 ) ( 参考 ) 米国におけるベント戦略の規制および産業界の動向 1

3 1. フィルタベントシステムの規制要求への対応について実用発電用原子炉及びその附属施設の位置, 構造及び設備の基準に関する規則の解釈については, 以下の規制要求が定められている第二条 ( 規則 ) 定義特定重大事故等対処施設 ( 特重施設 ) に関する規制要求について第四十二条 ( 規則 ) 及び ( 規則の解釈 ) にその要求事項が記載されている重大事故等対処施設に関する規制要求について第四十八条 ( 規則 ) 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための施設第四十九条 ( 規則 ) 原子炉格納容器内の冷却等のための設備第五十条 ( 規則 ) 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備第五十二条 ( 規則 ) 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備にその要求と解釈が記載されている 2

4 補足 1 規制要求について ( 条文と規則 ) 第二条 ( 規則 ) ( 定義 ) 十二特定重大事故等対処施設とは, 重大事故等対処施設のうち, 故意による大型航空機の衝突その他テロリズムにより炉心の著しい損傷が発生する恐れがある場合, 炉心の著しい損傷が発生した場合において, 原子炉格納容器の破損による工場等外への放射性物質の異常な水準の放出を抑制するためのものいう 3

5 補足 2 規制要求について ( 条文と規則 ) ( 特定重大事故等対処施設に関する規制要求について ) 第四十二条 ( 規則 ) 工場等には, 次に掲げるところにより, 特定重大事故等対処施設を設けなければならない一原子炉建屋への故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムに対してその重大事故等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こと二原子炉格納容器の破損を防止するために必要な設備を有するものであること三原子炉建屋への故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムの発生後, 発電用原子炉施設の外からの支援が受けられるまでの間, 使用できるものであること規則の解釈 ( 規制側 ) 1. 第 1 号に規定する原子炉建屋への故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムに対してその重大事故等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こととは, 以下に掲げる設備又はこれらと同等以上の効果を有する設備とする (a) 原子炉建屋及び特定重大事故等対処施設が同時に破損することを防ぐために必要な離隔距離 ( たとえば 100m 以上 ) を確保すること, 又は故意による大型航空機の衝突に対して頑健な建屋に収納すること 4

6 補足 3 規制要求について ( 条文と規則 ) ( 特定重大事故等対処施設に関する規制要求について ) 規則の解釈 ( 規制側 ) 3. 第 2 号に規定する原子炉格納容器の破損を防止するために必要な設備とは, 以下に掲げる設備又はこれらと同等以上の効果を有する設備とする (a) 以下の機能を有すること ⅳ. 原子炉格納容器内の冷却減圧放射性物質低減機能 ( 例えば, 格納容器スプレイへの注水設備 ) v. 原子炉格納容器の過圧破損防止機能 ( 例えば, 格納容器圧力逃がし装置 ( 排気筒を除く )) (b) 上記 3(a) の機能を制御する緊急時制御室を設けること (c) 上記 3(a) の機能を有する設備は, 設計基準事故等対処設備及び重大事故等対処設備 ( 特定重大事故等対処設備を構成するものを除く ) に対して, 可能な限り, 多重化又は多様性及び独立性を有し, 位置的分散を図ること (d) 重大事故等対処設備 ( 特定重大事故等対処設備を構成するものを除く ) による格納容器破損防止対策が有効に機能しなかった場合は, 原子炉制御室から移動し緊急時制御室で対処することを想定し, 緊急時制御室の居住性について, 次の要件を満たすものであること 5

7 補足 4. 規制要求について ( 条文と規則 ) ( 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備に関する規制要求について ) 第四十八条 ( 規則 ) 発電用原子炉施設には, 設計基準事故対処設備が有する最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損 ( 炉心の著しい破損が発生する前に生ずるものに限る ) を防止するため, 最終ヒートシンクへ熱を輸送するために必要な設備を施設しなければならない規則の解釈 ( 規制側 ) 1. 第 48 条に規定する最終ヒートシンクへ熱を輸送するために必要な設備とは, 以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう c) 取水機能の喪失により最終ヒートシンクが喪失することを想定した上で,BWR においては, サプレッションプールへの熱の蓄積により, 原子炉冷却機能が確保できる一定の期間内に, 十分余裕を持って所内車載代替の最終ヒートシンクシステム (UHSS) の繋ぎ込み及び最終的な熱の逃がし場への熱の輸送ができること, 加えて, 残留熱除去系 (RHR) の使用が不可能な場合について考慮すること d) 格納容器圧力逃がし装置を整備する場合は, 本規定第 50 条 1b) に準ずることまた, その使用に際しては, 敷地境界での線量評価を行うこと 6

8 補足 5 規制要求について ( 条文と規則 ) ( 原子炉格納容器内の冷却等のための設備に関する規制要求について ) 第四十九条 ( 規則 ) 1 発電用原子炉施設には, 設計基準事故対処設備が有する原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷を防止するため, 原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な設備を施設しなければならない 2 発電用原子炉施設には, 炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため, 原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために必要な設備を施設しなければならない規則の解釈 ( 規制側 ) 1. 第 1 項に規定する原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な設備とは及び原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために必要な設備とは, 以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう (1) 重大事故等対処設備 a) 設計基準事故対処設備の格納容器スプレイ注水設備 ( ポンプ又は水源 ) が機能喪失しているものとして, 格納容器スプレイ代替注水設備を配備すること b) 上記 a) の格納容器スプレイ代替注水設備は, 設計基準事故対処設備に対して, 多様性及び独立性を有し, 位置的分散を図ること 7

9 補足 6. 規制要求について ( 条文と規則 ) ( 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備に関する規制要求について ) 第五十条 ( 規則 ) 発電用原子炉施設には, 炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため, 原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な設備を施設しなければならない規則の解釈 ( 規制側 ) 1. 第 50 条に規制する原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な設備とは, 以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう a) 格納容器圧力逃がし装置又は格納容器再循環ユニットを設置すること b) 上記の a) 格納容器圧力逃がし装置とは, 以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう ⅰ) 格納容器圧力逃がし装置は, 排気中に含まれる放射性物質を低減するものであること ⅱ) 格納容器圧力逃がし装置は, 可燃性ガス爆発防止等の対策が講じられていること ⅴ) 格納容器圧力逃がし装置の隔離弁は人力により容易かつ確実に開閉操作ができること 8

10 補足 7. 規制要求について ( 条文と規則 ) ( 水素爆発による原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備に関する規制要求について ) 第五十二条 ( 規則 ) 発電用原子炉施設には, 炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器内における水素爆発による破損を防止する必要がある場合には, 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備を設けなければならない規則の解釈 ( 規制側 ) 1. 第 52 条に規制する水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備とは, 以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう <BWR> a) 原子炉格納容器を不活性化すること <PWR> b) 水素濃度制御装置を設置すること <BWR 及び PWR 共通 > c) 水素ガスを原子炉格納容器外に排出する場合には, 排出経路での水素爆発を防止すること, 放射性物質の低減設備, 水素及び放射性物質濃度測定装置を設けること 9

11 1. フィルタベントシステムの規制要求への対応についてこれらの規制要求に対する安全要求を取りまとめると以下のようになる第二条 ( 規則 ) 定義 : 特重施設は重大事故対処施設として対応が可能特定重大事故等対処施設に関する規制要求について特重施設としての格納容器圧力逃がし装置 (FCVS) は頑健な建屋に収納し緊急時制御室で制御でき可能な限り多重化又は多様性及び独立性を有し位置的分散を図ること重大事故等対処施設に関する規制要求について重大事故施設としての FCVS は排気中に含まれる放射性物質を低減するもので FCVS の隔離弁は人力により開閉操作ができること操作に関する独立性と位置的分散を考慮すると現状の中央制御室から制御されるものであること重大事故等対処施設に関する規制要求について排出経路での水素爆発を防止し, 水素及び放射性物質濃度測定装置を設けること以上の安全要求を満足する FCVS を設置する 10

12 2. 原子力発電所の安全性および信頼性向上の考え方について原子力発電所の安全性および信頼性を向上させるため以下の対応が十分に強化されていることが重要である最終ヒートシンク確保策の充実崩壊熱相当の除熱 ( 最終ヒートシンク ) 手段の多様性 RHR 系サポートの強化 ( 車載代替 UHSS 他 ) 格納容器 ( 本体 ) 冷却手段の多様性 ( 原子炉ウェル注水含 ) 格納容器破損防止策の充実既設格納容器 (PCV) スプレイおよび代替 PCV スプレイ ( 強化手段 ) 格納容器耐圧強化ベントおよびフィルターベントシステム PCV ベント時の環境影響低減策の充実サプレッションプール (S/P) 水の ph 管理格納容器耐圧強化ベントおよびフィルターベントシステム 11

13 2.1 BWR プラントの最終ヒートシンク確保策の充実 No. 手段位置付け一時的な保持ヒートシンク炉心損傷前 ( 実施可否 ) 炉心損傷後 ( 実施可否 ) 1 逃し安全弁基本設計 S/P 2 代替 PCV スプレイ既存 AM 策補給水 (S/P) 崩壊熱相当の除熱 ( 最終ヒートシンク ) 3 ソフトベント (W/W) 既存 AM 策大気 4 ソフトベント (D/W) 既存 AM 策大気 5 格納容器ベント (W/W) 既存 AM 策大気 6 格納容器ベント (D/W) 既存 AM 策大気 7 フィルタベント追加 AM 策大気 8 代替 RHR 対策追加 AM 策海水 9 RHR 復旧既存 AM 策海水 PCV ベントタイミング遅延 10 CUW 代替除熱既存 AM 策海水 11 D/W 冷却器既存 AM 策海水 12 原子炉ウェル注水策追加 AM 策 ( 一部既存 ) 大気 12

14 2.2 BWR フラントの格納容器破損防止対策の充実 ( 全体概要 ) 格納容器破損防止対策の例対策 1 :RHR 系サポート系の強化対策 2 : 代替 PCV スプレイ対策 3 : 格納容器ベント + フィルタベント対策 4 :S/P 水 ph 管理排気筒 D/W ベントフィルタベント原子炉ウェル注水格納容器原子炉圧力容器 DW 冷却器注水原子炉建屋可搬式バッテリ, 窒素ボンベ等 SRV 対策 2 代替 PCV スプレイ給水車消火系復水補給水系給電特重施設電源車フィルタベントモレキュラシーブ付対策 3 ペデスタル注水 W/W ベント圧力抑制室 S/P Hx RHR 給電空冷電源車載代替 UHSS ( 熱交換器車または大容量ポンプ車 ) ph 管理用薬品スプレイ対策 4 大容量電源車対策 1 13

15 3. フィルタベントシステムの構成 (1/3) < フィルタベントシステムの仕様比較 > フィルタベントは, 重大事故対処施設用と特重施設用の適用が考えられるその主な仕様の相違は, 電源操作場所排気場所であり, 特重施設用は, 航空機テロを考慮して独立性および位置分散を考慮している点となる項目フィルタベント (SA 用 ) フィルタベント ( 特重施設用 ) 格納容器ベント FP 除去方式スクラバー金属フィルタ ( モレキュラシーブ ) スクラバー金属フィルタモレキュラシーブ D/W スプレイ S/P 水 ph 管理電源外部電源非常用電源 SA 用非常用電源外部電源特重用電源外部電源非常用電源 SA 用非常用電源操作場所中央制御室現場 ( 人力操作 ) 緊急時制御室現場 ( 人力操作 ) 中央制御室現場 ( 人力操作 ) 排気場所排気筒横 R/B 屋上他排気筒横 R/B 屋上等排気筒 14

16 3. フィルタベントシステムの構成 (2/3) < フィルタベントシステムの構成例と要求仕様 > 航空機テロへの対応としては独立性 + 多重化以外に独立性 + 頑健性確保が考えられる各対応での設備構成例と要求仕様を示す項目多重化型頑健性確保型構成フィルタベント (SA 用 ) フィルタベント ( 特重用 ) 格納容器ベント電源電源は SA 用と特重用で分離し, 位置的分散を考慮するフィルタベント ( 特重用 (SA 用含む )) 格納容器ベント電源は特重用電源を基本とするが,SA 電源からの融通も考慮する操作場所排気管フィルタベント操作は SA 用と特重用で操作場所を分離する SA 用 : 中央制御室特重用 : 緊急時制御室フィルタベント排気ラインは航空機衝突時に全て同時に破損しないように位置分散を図るフィルタベント操作は緊急時制御室からの操作を基本とするが,SA 時の中央制御室からの操作も考慮する ( 現場は人力操作を可能とする ) フィルタベント排気管の防護 ( 位置的分散, 防護壁の設置 ) により閉塞または燃料流入を防止する特重施設としての FCVS を頑健性確保型とし, 信頼性を確保することにより, SA 時の使用のみでなく特重用としての使用が可能となる 15

17 3. フィルタベントシステムの構成 (3/3) < 頑健性確保型フィルタベントシステム例 > 安全機能の同時被災防止 (R/B+FV 排気 ) FV 排気確保航空機燃料流入火災の防止堰設置航空機衝突からの防護緊急時制御室と中央制御室からの弁操作排気筒同時被災防止原子炉建屋緊急時制御室と中央制御室からの操作を考慮堰により航空機衝突時の燃料流入火災を防止 SFP FMCRD 制御盤室航空機衝突からの防護フィルタベント設備建屋中央制御室所員用エアロック室 FCS(B) 室 FCS(A) 室給気フィルタ HCU S/P CRD 弁室ヘネ室 CRD 補修室 HCU 格納容器フィルタ付ベント装置 FV 送風機粒子よう素現場盤水素モニタ C/C フィルタベントトレンチ 16

18 4. 航空機テロ時の対応について航空機テロ時の対応 (ABWR の例 ) 特重施設による注水代替 PCV スプレイによるエアロゾルの除去フィルタベント ( モレキュラシーブ付 ) によるヨウ素除去 ( 特重排気ライン使用 ) 排気筒原子炉ウェルスプレイ原子炉建屋可搬式バッテリ, 窒素ボンベ等給水車特重施設 D/W ベント格納容器原子炉圧力容器 SRV 消火系フィルタベント DW 冷却器注水代替 PCV スプレイ復水補給水系給電電源車フィルタベントモレキュラシーブ付ペデスタル注水 W/W ベント圧力抑制室 S/P Hx RHR 給電空冷電源車載代替 UHSS ( 熱交換器車または大容量ポンプ車 ) ph 管理用薬品スプレイ大容量電源車 17

19 5. 福島第一原子力発電所事故時における格納容器ベントの状況 1,3 号機では格納容器破損防止のために格納容器ベント操作を実施しているが, これによって地域の汚染に関与するような大量の放射性物質放出はなかったものと推定されている正門付近のモニタリングポストでは, ベントのタイミングで一時的に線量率が上昇 ( 数百 μsv/h) しているが, 背景線量率はほとんど上昇していない 1,2 2 号機では格納容器ベントが実施できなかったため格納容器が破損し, 放射性物質が放出した可能性が指摘されている放出箇所は特定できないが, カメラで 2 号機から白い煙が確認されている時間帯には線量率が 10000μSv/h 程度まで増加し, 格納容器の圧力が大幅に低下している 1 破損した格納容器から直接大気へ放出されたと推定され, 背景線量率も上昇している ( 約 4μSv/h 約 300μSv/h) 2 1 参考 : 東京電力株式会社福島事故調査報告書 ( 平成 24 年 6 月 20 日 ) 2 参考 : 石川迪夫考証福島原子力事故炉心溶融水素爆発はどう起こったか 1,3 号機のベント時に放出された放射性物質は, フィルタベントと同等程度の除去効果を有するサプレッションプール (S/P) のスクラビング効果によって相当程度除去され, 放出段階では低減されていたと考えられる SA 時において,S/P を経由した格納容器ベントを確実に実施することが重要であり, これによって環境への放射性物質放出を大幅に低減させることが可能 18

20 ( 参考 ) 放射性エアロゾルのプールスクラビングスクラビングによるエアロゾル ( セシウム等 ) の除去が想定される場所は下記の通り非凝縮性ガス水蒸気エアロゾル < 初期慣性衝突 > ガス噴出領域では, 水面との慣性衝突により除去 < 初期水蒸気凝縮 > キャリアガス中の水蒸気の凝縮による除去 < 気泡細分化 > 初期気泡が細分化し, 安定気泡形成 < 気泡内沈着 > 気泡上昇中に気泡内で核種沈着メカニズムによりエアロゾルが移動し液界面に沈着重力沈降慣性衝突ブラウン拡散熱泳動拡散沈着対流気泡の細分化ブラウン拡散プール水初期慣性衝突水蒸気凝縮初期気泡形成初期気泡の分解凝縮蒸発水蒸気流重力沈降慣性衝突例 :Mark-Ⅰ 改気泡内でのエアロゾル除去メカニズム出典 : 日本原子力学会シビアアクシデント時の格納容器内の現実的ソースターム評価 ( 平成 22 年 4 月 ) 場所スクラビング時期概要 1 主蒸気逃がし安全弁クエンチャ 2 ベント管 3 デブリ上プール炉心損傷後早期 LOCA 時は早期 LOCA 時以外は圧力容器破損後ペデスタル床への注水後炉心損傷早期で圧力容器破損前には, 損傷炉心から放出されたエアロゾルが主蒸気逃がし安全弁からサプレッションプールへ移行 LOCA や圧力容器破損後には, エアロゾルは一次系破損口から直接ドライウェルへ放出され, ドライウェルからウェットウェルへのガス流によりベント管からサプレッションプールへ移行圧力容器破損前に格納容器ペデスタル床に予め注水している場合や, 圧力容器破損後に格納容器ペデスタル床に落下した溶融炉心に注水した場合には, 溶融炉心から放出されるエアロゾルは溶融炉心上のプール水により除去される格納容器が健全な状態で適切な手順でベントを実施することにより放射性エアロゾルを格納容器内に留めたまま格納容器ベントが可能 19

21 5.1 福島第一原子力発電所においてベント操作が困難となった要因福島第一原子力発電所において, 格納容器ベントが困難となった要因は下記の通り排気筒 ( 参考 : 東京電力株式会社福島事故調査報告書 ( 平成 24 年 6 月 20 日 ) ) 3 2 MO 格納容器ベントを実施するためには 1~3 を開ける必要がある計装用空気圧縮系 (IA) より圧力開放板 ( ラプチャーディスク ) 計装用空気圧縮系より電磁弁 (1) 小弁 AO 1S/C 側及び D/W 側空気作動弁 (AO 弁 ) 圧縮空気ボンベ計装用空気圧縮系 (IA) より圧縮空気ボンベ (2) (2) MO : 耐圧強化ベントライン MO 計装用電磁弁空気圧縮系より電磁弁 (1) 1 電磁弁小弁 AO AO 大弁サプレッションプール ( ウェットウェル :W/W) 1 AO 大弁原子炉圧力容器ドライウェル (D/W) 2 電動弁 (MO 弁 ) 3 圧力開放板 SA 時でも確実にベントを実施できるよう信頼性を向上させることが必須困難となった要因事故時の状況全電源喪失により遠隔操作が不能となった ( IAコンプレッサー停止, 電磁弁が励磁不能 ) 空気作動弁現場における手動開に対する備えがなされていなかった電磁弁の回路に不具合が発生したため, 操作不能となったベント弁の開操作をしている間に, ボンベの空気圧力が低下した電動弁全電源喪失により遠隔操作が不能となった ( 人力での開操作に時間がかかった ) 圧力開放板圧力開放板以外のベントラインを構成できたが, 格納容器圧力が圧力開放板の作動圧力に達しなかったため, ベントができなかった (2 号機 ) 20

22 6. 格納容器ベントシステムの信頼性向上対策例 (1) システム関連 (1/2) I フィルタベント福島第一原子力発電所の事故を踏まえ, 格納容器ベントシステムの更なる信頼性向上対策例を以下に示す排気筒 COMP COMP AO COMP COMP D G 放射線モニタ D 計装用空気圧縮系より計装用空気圧縮系より RE : 確実にベントを行うための対策 : その他の対策 MO MO E 圧力開放板 ( ラプチャーディスク ) 計装用空気圧縮系より計装用空気圧縮系より B 電磁弁 F 電磁弁水素濃度計 H 2 E B 小弁 AO AO C MO 電磁弁電磁弁 A 電源の強化電源車,GTGを高台に配備し,SA 時でも電源供給が可能遮蔽壁 C 小弁 AO AO 大弁 A 原子炉圧力容器 G ドライウェル (D/W) B ボンベによる操作が可能な設計電磁弁が励磁不能であっても遮蔽壁の外側からの手動操作により, ボンベによる空気供給が可能 C 人力による開操作 AO 弁 : 手動ハンドル等による手動開及び開保持が可能 MO 弁 : 遠隔より手動操作が可能 D AO 弁供給空気の強化予備ボンベの配備可搬型コンプレッサーの配備 E 圧力開放板作動圧力の低圧化作動圧力を低圧化することにより, 確実に動作させる F 水素爆発防止対策排出経路に対してもN 2 封入及び水素濃度監視を可能とする圧縮空気ボンベ C 大弁サプレッションチェンバ ( ウェットウェル :W/W) I 放射性物質除去フィルタベントにより放射性ヨウ素を除去し, 環境影響を低減する F : 従来の N 2 封入箇所 : 新たに追加する N 2 封入箇所 G 放射性物質濃度の監視放射線モニタにより放出される放射性物質濃度を監視 H S/P 水のpH 管理プール水の酸性化を抑制することにより, ヨウ素の再揮発を抑えるこれらの対策により, 格納容器ベントシステムの信頼性を向上させることが可能 H 21

23 6. 格納容器ベントシステムの信頼性向上対策例 (1) システム関連 (2/2) 対策箇所 1F の設備状況事故時の状況安全対策例全電源喪失により遠隔操作が不能となった ( 電磁弁が励磁不能, IA コンプレッサー停止 ) A B : 電源車,GTG を高台に配備する : 電磁弁が励磁不能であっても, ボンベによる空気供給が可能な設計とする確実にベントを行うための対策空気作動弁電動弁圧力開放板駆動源は計装用圧縮空気系駆動源のバックアップとして空気ボンベを配備交流電源により駆動中央制御室から遠隔操作可能作動設定圧力は格納容器の最高使用圧力に設定 (427kPa) 現場における手動開に対する備えがなされていなかった電磁弁の回路に不具合が発生したため, 操作不能となったベント弁の操作により, ボンベの空気圧力が低下した全電源喪失により遠隔操作が不能となった ( 人力での操作に時間がかかった ) 格納容器圧力が圧力開放板の作動圧力に達しなかったため, ベントができなかった B C B : 遮蔽壁の外側からボンベによる手動操作が可能な設計とする : 手動ハンドルの設置や駆動部にエクステンションの設置により手動で開閉が可能な設計とする : 電磁弁が励磁不能であっても, ボンベによる空気供給が可能な設計とする D : 可搬型コンプレッサーを配備する D : 予備の圧縮空気ボンベを配備する A C E : 電源車,GTG を高台に配備する : 駆動部にエクステンションを設け, 遠隔より手動で開閉が可能な設計とする : 圧力開放板の設定圧を格納容器最高使用圧力に対して十分に低い圧力に設定する (100kPa 程度 ) その他の対策水素爆発防止対策放射性物質濃度の監視 S/P 水のpH 管理放射性物質の除去 F G H I : 格納容器内だけでなく排出経路に対しても N 2 封入及び水素濃度監視を実施する : 放射線モニタにより放出される放射性物質濃度を監視する : プール水の酸性化を抑制することにより, ヨウ素の再揮発を抑制して被ばくの低減を図る : フィルタベントにより放射性ヨウ素を除去し環境影響を低減するこれらの対策に合わせて, 格納容器ベント口が水没しないよう注水を管理していくことが重要 22

24 6. 格納容器ベントシステムの信頼性向上対策例 (2) 放射性物質の環境影響低減手段格納容器ベントは排気中に含まれる放射性物質を除去し発電所周辺の環境影響を低減できるエアロゾルおよびヨウ素の除去効果は共同研究等の試験においてその効果が確認されている信頼性向上策対応方法対策内容格納容器ベント (W/W) 粒子状ヨウ素 (CsI) の放出量低減格納容器ベント (W/W) 無機ヨウ素の放出量低減格納容器ベント (D/W) 粒子状ヨウ素 (CsI) の放出低減格納容器ベント ( 共通 ) 有機ヨウ素の放出低減 S/P 冷却によりスクラビングによるエアロゾル除去性能を確保 S/P 水を塩基性に制御することにより無機ヨウ素 (I 2 ) の生成を抑制 D/W スプレイによるエアロゾル除去効果を確保有機ヨウ素の生成抑制とモレキュラシーブによる除去 RHR サポート系強化代替 RCW( 熱交換器車または冷却水供給用ポンプ車 ) 空冷式発電設備および大容量電源車 S/P 水の ph 管理代替 PCV スプレイ S/P 水の ph 管理格納容器ベント + フィルタベント 23

25 7. 結論原子力発電所の安全性および信頼性を向上させるためには最終ヒートシンク確保策の充実格納容器破損防止対策の充実環境影響低減策の充実が重要であり現状の発電所は既存の設備に加えて更なる強化手段によって十分に対策が図られている格納容器ベントシステムは最終ヒートシンク確保策格納容器破損防止対策環境影響低減策を充実した上で頑健性確保型または多重化型フィルタベント設備が設置されており十分な信頼性が確保されている格納容器ベントシステムはこれまでの種々の試験により有効性が確認されており周辺環境の影響を十分に低減できる 24

26 [ 参考 1] 米国におけるベント戦略の規制動向米国では福島第一原子力発電所の事故を踏まえ, 規制側と産業界の間でMarkⅠ/Ⅱ BWRのベント戦略に関する議論を実施 < 産業界の見解 > NEI: 米国原子力エネルギー協会炉心損傷後は格納容器スプレイや注水等の組み合わせにより 99.9% の放射性物質を除去可能であることからパフォーマンスベースのアプローチを採用すべき (2012 年 10 月 5 日 ) EPRI: 米国電力研究所 SAMG の方策 ( 格納容器スプレイ,W/W ベント等 ) は本質的に有効であり, それらの組み合わせによりエアロゾルに対する DF1000 以上を確保できる (TR :2012 年 9 月 ) <ACRS: 米国原子炉安全諮問委員会の見解 > パフォーマンスベースのアプローチを推奨フィルタベントの設置はその結果の一つとしてよい (2012 年 11 月 8 日 ) <NRCスタッフ ( 規制側 ) の見解 > フィルタベントの設置が規制上最も確実な方法でタイムリーに実施できる措置である (SECY :2012 年 11 月 26 日 ) 上記議論を踏まえ,NRC は以下 2 段階の実施方針を示した (2013 年 6 月 6 日 ) NRCによるベント戦略命令 (EA ) フェイズ1:W/Wベント要件 ( 最長で2018 年 6 月 30 日まで ) SA 環境下でも機能できる信頼性の高いW/Wベント系の設置フェイズ2:D/Wベント要件 ( 最長で2019 年 6 月 30 日まで ) 下記 12のいずれかを選択 1W/Wベントと同様の性能を持つD/Wベント系を設置 2D/Wからのベントが必要ないことを保障する戦略の策定 25

27 [ 参考 1] 米国のベント戦略に対する産業界の動向ベント戦略命令に対する産業界の動向は下記の通り (2014 年 8 月末時点 ) フェイズ 1(W/W ベント要件 ) への対応命令で要求されている提出期限 (2014 年 6 月 30 日 ) までに, 各プラントの総合計画書を提出フェイズ 2(D/W ベント要件 ) への対応ベント戦略について予備的技術評価を実施し, 以下の知見を得ているオプション毎の条件付き格納容器破損確率 (CCFP) を考慮すべき信頼性の高い注水が CCFP 改善に大きく寄与する外部フィルタによる CCFP 改善効果は大きくない上記を踏まえた産業界の方針 D/Wベントよりも, 信頼性の高い注水 ( 炉心損傷後の外部からの注水 ) が重要 D/Wベントを検討する前に, 安全性に対する大きなメリットが得られる注水にリソースを集中すべきとし, 下記の2 点を提案 SA 時の注水 (SAWA:Severe Accident Water Addition) SAWAとは, 炉心損傷後に行う圧力容器または格納容器への注水を指す SAWAにより,W/Wベントの使用時間を延長できる SA 時の注水管理 (SAWM:Severe Accident Water Management) SAWMとは,SAWAの注水量やタイミング等を管理すること外部支援が得られるまでの間,SAWAとW/Wベントで格納容器の損傷を防ぐ米国産業界では, フィルタベントよりも原子炉注水や格納容器スプレイを強化し, W/W ベントと組み合わせて使用することを優先的に検討していく方針 26

28 [ 参考 2] S/P 水の ph 管理よるヨウ素揮発抑制評価 (1/2) NUREG-1465(Accident Source Terms for Light-Water Nuclear Power Plant) では ph7 以上の制御では無機ヨウ素は全放出ヨウ素の 4.85% と記載 S/P 水 ph 管理によるヨウ素揮発抑制効果を検証するため解析を実施予定解析コード :THALES2/Kiche 日本原子力研究開発機構により開発された化学反応及び物質移動速度論に基づくヨウ素化学計算コード ( 関連文献 JAEA レポート ) <Kiche コードの概要 > 放射線分解溶解 H + N 2 H 2 O 2 CO 2 I 2 I 2 有機ヨウ素気相気液分配液相有機ヨウ素 I - OH - 化学平衡液相内反応水の放射線分解無機ヨウ素反応有機ヨウ素反応ペイント壁から有機物溶出 / 放射線分解酸生成による ph 低下気液分配壁面脱着 27

[ 参考 2] S/P 水の ph 管理よるヨウ素揮発抑制評価 (2/2) 出典 ( 原子力研究開発機構 BWR4/MARKⅠ プラントのヨウ素化学挙動を考慮した格納容器内ソースターム評価に係る検討 ) BWR4/MARKⅠ プラント ( 米国 Browns Ferry) を対象としてウェットウェル内壁のペイントの放射線分解による S/P 水の ph 低下の影響を確認するための解析を実施 <

29 [ 参考 2] S/P 水の ph 管理よるヨウ素揮発抑制評価 (2/2) 出典 ( 原子力研究開発機構 BWR4/MARKⅠ プラントのヨウ素化学挙動を考慮した格納容器内ソースターム評価に係る検討 ) BWR4/MARKⅠ プラント ( 米国 Browns Ferry) を対象としてウェットウェル内壁のペイントの放射線分解による S/P 水の ph 低下の影響を確認するための解析を実施 < 解析条件 > プラント緒元 : 熱出力 3293MWt ドライウェル容積 4500m 3 S/C 気相部容積 3373m 3 S/C 液相部容積 3373m 3 事故シナリオ : 1 小 LOCA+ECCS 失敗 2 大 LOCA+ECCS 失敗 3ECCS 失敗 (TQUV) 4 全交流電源喪失 < 解析結果 ( 小 LOCA+ECCS 失敗 )> 図 1 ウェットウェル内の I 2 存在割合の時間変化図 2 格納容器内の I 2 存在割合 (50h) ph 管理により無機ヨウ素 (I 2 ) の格納容器内への浮遊 ( 再揮発 ) 割合の低減を確認 28

《公表資料》柏崎刈羽原子力発電所６，７号機における自主的な安全対策の取り組みについて

《公表資料》柏崎刈羽原子力発電所６，７号機における自主的な安全対策の取り組みについて柏崎刈羽原子力発電所 6 7 号機における自主的な安全対策の取り組みについて平成 27 年 3 月 12 日東京電力株式会社柏崎刈羽原子力発電所主な自主的な安全対策の項目電源強化ガスタービン発電機の遠隔操作化緊急用電源盤からの複数の非常用母線への接続炉心損傷防止高圧代替注水系の設置主蒸気逃がし安全弁の操作手段の強化外部からの原子炉注水ラインの追加設置復水貯蔵槽補給ラインの追加設置