０４－敦３・４増Ａ－１５－１（別添）敦賀発電所３号及び４号炉事故の解析について（別添）先行 4 ループプラントとの比較平成 21 年 6 月原子力発電安全審査課目 1. 解析結果の比較 ………………………………………………………… 図第 1 表次 1 表事故の解析結果に影響する先行 4 ループプラントとの主な相違点等 …………………………………………………… 2 第 2 表事故の解析結果の先行 4 ループプラントとの比較 ………… 4 第 3 表初期ＤＮＢＲ評価のためのパラメータの比較 ……………… 9 第 1 図過大温度ΔＴ高及び過大出力ΔＴ高による保護限界図（代表例） ………………………………………………………… 10 第 2 図炉内構造物及び原子炉容器の比較 11 第 3 図中性子反射体と炉心バッフルの構造比較第 4 図 …………………………… …………………… 12 非常用炉心冷却設備の系統構成 ……………………………… 13 第 5 図蒸気発生器の主要な設計変更点 ……………………………… 14 第 6 図化学体積制御設備のほう酸注入系 …………… 15 第 7 図「主蒸気管破断」の解析に使用しているドップラ出力欠損 … 16 第 8 図 17 改良型主蒸気隔離弁の設計改良内容系統概要図 ………………………… 1. 解析結果の比較敦賀発電所３号及び４号炉の事故の解析結果(被ばく評価を除く。)について、先行 4 ループプラント（55GWd／t 燃料）との比較結果をまとめている。事故の解析結果に影響を与える敦賀発電所３号及び４号炉と先行 4 ループプラントの設計上の主な相違点を第 1 表に示す。また、解析結果の比較を第 2 表に示す。 1 第1表項事故の解析結果に影響する先行 4 ループプラントとの主な相違点等（1／2）目制御棒挿入時間（全ストロークの 85％挿入までの時間）「過大温度ΔＴ高」原子炉トリップ保護限界１次冷却材保有量（定格出力時）初期ＤＮＢＲ敦賀発電所３号炉先行 4 ループプラント 2.5 秒 2.2 秒備考敦賀発電所３号炉の炉心の大型化等による挿入時間の増加ＤＮＢ防止と高温側配管沸騰ＤＮＢ防止と高温側配管沸敦賀発電所３号炉は保護限界の設定防止を各々独立に保護する保騰防止を包絡する 1 本の保方法を変更して運転範囲を拡大護限界を設定（第 1 図(a)）護限界を設定（第 1 図(b)）約 452m３（第 2 図(a)）約 351m３（第 2 図(b)） 2.09 2.16 （第 3 表）（第 3 表）敦賀発電所３号炉では原子炉熱出力の増加に伴い１次冷却材保有量が増加（約 1.3 倍）敦賀発電所３号炉の方が小さめになっている 2 「原子炉冷却材喪失」における原子炉容器（下部プレナム体積）炉内構造物（反射体領域）長期間の崩壊熱除去に関する設備構成下部プレナム体積増加（第 2 図(a)）中性子反射体（第 3 図(a)）高圧注入系及び原子炉格納容器スプレイ設備により維持（第 4 図(a)）「主給水管破断」における蒸気発生器保有水量原子炉圧力と原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力の差－バッフル・フォーマ構造（第 3 図(b)）再循環モードにより維持（第 4 図(b)）蒸気発生器保有水量増加（第 5 図(a)）－約 0.53MPa 約 0.6MPa 敦賀発電所３号炉では原子炉容器大型化に伴い下部プレナム体積が増加（約 1.5 倍）敦賀発電所３号炉は大破断ＬＯＣＡ再冠水過程で中性子反射体を独立に模擬し、発生蒸気等による炉心冷却性への影響を考慮敦賀発電所３号炉は再循環切換操作が不要敦賀発電所３号炉では原子炉熱出力の増加に伴い蒸気発生器が大型化し保有水量が増加（敦賀：約 62t、先行 4 ﾙｰﾌﾟ：約 50t）１次冷却系の設計の相違により敦賀発電所３号炉の方が原子炉圧力とバウンダリ圧力との間の水頭差及び圧力損失の合計が小さめ第1表項事故の解析結果に影響する先行 4 ループプラントとの主な相違点等（2／2）目「主蒸気管破断」における化学体積制御設備のほう酸注入系ドップラ出力欠損「制御棒飛び出し」における制御棒クラスタ本数敦賀発電所３号炉先行 4 ループプラント蒸気発生器伝熱管内径主蒸気隔離の取扱い「原子炉冷却材喪失」（原子炉格納容器健全性評価）及び「可燃性ガスの発生」における原子炉格納容器自由体積考敦賀発電所３号炉では「主蒸気管破断」等の過冷却事象発生時に速やかな未臨界達成に寄与するべくほう酸注入系を設置敦賀発電所３号炉では炉心大型化に伴い制御棒固着位置が炉心周辺部となり出力分布の歪みが大きくなることで、ドップラ効果による反応度帰還量が大きくなる敦賀発電所３号炉の方が制御棒クラスタ 1 本の飛び出しによる反応度添加量及び制御棒飛び出し直後の熱水路係数が全体的には小さくなる傾向にあるほう酸注入系設置（第 6 図）－第 7 図(a) 第 7 図(b) 69 本 53 本約 17mm 約 20mm 敦賀発電所３号炉では破断面積（内径）減少により２次冷却系への漏えい量を抑制する方向に影響する改良型主蒸気隔離弁第 8 図(a) 従来型主蒸気隔離弁第 8 図(b) 敦賀発電所３号炉は主蒸気隔離時の安全解析上の増締め考慮がなく早期に隔離が完了する扱い 73,700m３（設計値）敦賀発電所３号炉は原子炉熱出力比及び１次冷却材体積比（約 1.3 倍）に対して原子炉格納容器サイズの拡大を抑制している 3 「蒸気発生器伝熱管破損」における備 79,500m３（設計値）第2表事象原子炉冷却材喪失（大破断）項事故の解析結果の先行 4 ループプラントとの比較（1／5）目敦賀発電所３号炉先行 4 ループプラント炉心冷却能力燃料被覆管最高温度 ℃ 約 973 約 984 局所的最大ジルコニウム－水反応量％約 3.0 約 0.4 全炉心平均ジルコニウム－水反応量％ 0.3 以下長期間の崩壊熱除去高圧注入系及び原子炉格納容器スプレイ設備により維持 4 原子炉冷却材喪失（小破断－液相部破断）主な相違理由同敦賀発電所３号炉の中性子反射体の採用、原子炉容器大型化に伴う下部プレナム体積増加等による事象過程での炉心冷却状況の相違として、敦賀発電所３号炉では再冠水ピーク、先行 4 ループプラントではブローダウンピークとなったことによる再冠水ピークとなった敦賀発電所３号炉の方が再冠水期間における燃料被覆管温度が高めに推移したことによる左再循環モードにより維持設備構成の相違により敦賀発電所３号炉は再循環切換操作なし約 684 炉心冠水状態の相違として敦賀発電所３号炉の方が炉心露出開始が遅く水位回復も早いため炉心冷却能力燃料被覆管最高温度 ℃ 約 624 局所的最大ジルコニウム－水反応量％約 0.1 同左全炉心平均ジルコニウム－水反応量％ 0.1 以下同左長期間の崩壊熱除去高圧注入系及び原子炉格納容器スプレイ設備により維持再循環モードにより維持設備構成の相違により敦賀発電所３号炉は再循環切換操作なし第2表事象原子炉冷却材喪失（小破断－気相部破断）項事故の解析結果の先行 4 ループプラントとの比較（2／5）目敦賀発電所３号炉 ℃ 初期値以下同左局所的最大ジルコニウム－水反応量％無視できる同左全炉心平均ジルコニウム－水反応量％無視できる同左長期間の崩壊熱除去 5 原子炉冷却材ポンプの軸固着主な相違理由炉心冷却能力燃料被覆管最高温度原子炉冷却材流量の喪失先行 4 ループプラント高圧注入系及び原子炉格納容器スプレイ設備により維持再循環モードにより維持設備構成の相違により敦賀発電所３号炉は再循環切換操作なし炉心冷却能力最小ＤＮＢＲ約 1.65 約 1.74 原子炉圧力 MPa［gage］上昇は約 0.8 上昇は約 0.7 最小ＤＮＢＲ約 1.44 約 1.51 原子炉圧力 MPa［gage］約 16.9 敦賀発電所３号炉の方が初期ＤＮＢＲが小さい敦賀発電所３号炉の方が制御棒挿入時間が長い炉心冷却能力同左敦賀発電所３号炉の方が初期ＤＮＢＲが小さい第2表事象主給水管破断項事故の解析結果の先行 4 ループプラントとの比較（3／5）目先行 4 ループプラント主な相違理由約 1.61 敦賀発電所３号炉の方が初期ＤＮＢＲが小さいことと蒸気発生器保有水量が多いことにより原子炉トリップ時刻が遅れ、ＤＮＢＲ低下幅が大きくなることによる炉心冷却能力最小ＤＮＢＲ崩壊熱除去原子炉圧力 MPa［gage］主蒸気管破断敦賀発電所３号炉約 1.49 補助給水系が作動して、原子炉の崩壊熱及び他の残留熱を除去することにより、炉心は十分に冷却できる。約 17.8 約 17.8 原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力約 18.3 原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力約 18.4 敦賀発電所３号炉の方が原子炉圧力とバウンダリ圧力との間の水頭差及び圧力損失の合計が小さいことによる炉心冷却能力 6 最小ＤＮＢＲ約 1.46 1.55 未臨界達成非常用炉心冷却設備及びほう酸注入系のほう酸注入により臨界未満を達成非常用炉心冷却設備からのほう酸注入により臨界未満を達成原子炉圧力過度に上昇しない同敦賀発電所３号炉の方が１次冷却材保有量が大きく冷却率が低い。一方で出力分布の歪みは大きいが、そのためドップラ出力欠損は大きくなっている。これらの相殺による敦賀発電所３号炉は過冷却事象発生時に速やかな未臨界達成に寄与するべくほう酸注入系を設置している左臨界継続中の事象進展最小ＤＮＢＲ約 1.46 1.55 燃料中心温度定格出力に対する最大熱流束は約 12％定格出力に対する最大熱流束は約 20％原子炉圧力過度に上昇しない同左その他臨界継続中に他の異常事象が重畳する可能性は十分小さい同左敦賀発電所３号炉の方が１次冷却材体積が大きく冷却率が低い。一方で出力分布の歪みは大きいが、そのためドップラ出力欠損は大きくなっている。これらの相殺による第2表事象制御棒飛び出し項事故の解析結果の先行 4 ループプラントとの比較（4／5）目敦賀発電所３号炉サイクル末期高温零出力：原子炉圧力 MPa［gage］約 16.1 先行 4 ループプラントサイクル末期高温零出力：約 16.0 （敦賀発電所３号炉と同ケースの値を記載）（高温全出力）敦賀発電所３号炉の方が反応度添加量が小 (ＤＮＢ破損本数割合％) サイクル初期：約 6 サイクル末期：約 11 サイクル初期：約 9 サイクル末期：約 3 燃料エンタルピの最大値サイクル初期：約 202 サイクル初期：約 282 サイクル末期：約 358 サイクル初期：サイクル初期：0 サイクル初期：0 サイクル末期：約 4 サイクル末期：約 11 制御棒飛び出し直後の熱水路係数が小さいサイクル末期：敦賀発電所３号炉の方が反応度添加量が小さい kJ／kg･ＵＯ２ 7 ＰＣＭＩ破損及び浸水燃料の破裂によって発生する衝撃圧力の持つ機械的エネルギ kJ その他 (ＰＣＭＩ破損本数割合％) 蒸気発生器伝熱管破損ほぼ同等サイクル初期：その他（高温零出力）主な相違理由サイクル末期：約 331 原子炉容器の吸収可能な歪エネルギ：1.5×10 サイクル初期：0 サイクル末期：0 ４原子炉容器の吸収可能な歪エネルギ：9.4×10３同さいサイクル末期：敦賀発電所３号炉の方が反応度添加量及び制御棒飛び出し直後の熱水路係数が大きい敦賀発電所３号炉の方が反応度添加量及び左新たな燃料棒の破損最小ＤＮＢＲ参約 1.60 約 1.72 約 67 約 70 約 25 約 26 敦賀発電所３号炉の方が初期ＤＮＢＲが小さいことと「過大温度 ΔＴ高」原子炉トリップ保護限界の相違により原子炉トリップ時刻が遅いことによる考１次冷却材の２次冷却系への流出量大気中へ放出される蒸気量 t t 敦賀発電所３号炉の方が蒸気発生器伝熱管の破断面積（内径）が小さいことにより２次冷却系への流出量が抑制される。また、改良型主蒸気隔離弁の採用により早期に隔離が完了する扱いとしており大気中への蒸気放出量が抑制されることによる第2表事象原子炉冷却材喪失（原子炉格納容器健全性評価）項事故の解析結果の先行 4 ループプラントとの比較（5／5）目原子炉格納容器内最高圧力 MPa［gage］原子炉格納容器内最高温度 ℃ 敦賀発電所３号炉先行 4 ループプラント主な相違理由約 0.331 約 0.308 約 135 約 132 敦賀発電所３号炉の方が１次冷却材体積比及び炉心出力比に対して原子炉格納容器自由体積比が若干小さい約 3.3 (事故発生後 30 日時点) 約 3.0 (事故発生後 30 日時点) 可燃性ガスの発生原子炉格納容器内水素濃度％敦賀発電所３号炉の方が炉心出力比に対して原子炉格納容器自由体積比が若干小さい 8 第3表初期ＤＮＢＲ評価のためのパラメータの比較敦賀発電所３号炉先行 4 ループプラントＤＮＢＲへの影響（概略値）約 4,451 約 3,411 －＊１ 257 193 －＊１＊２平均線出力密度（kW／m）約 17.6 約 17.9 約＋4％１次冷却系圧力（MPa［gage］）約 15.4 約 15.4 －約 25,800 約 20,100 －＊２炉心バイパス流量（％）（ＤＮＢ評価用最確値） 7.0 5.5 －＊２燃料集合体 1 体当たりの有効流量（kg／h）約 0.28×10６約 0.29×10６約－5％約 288.7 約 289.2 約＋1％ 1.60 1.58 約－2％支持格子間隔（mm）約 470 約 460 約－1％定格運転時ＤＮＢＲ 2.09 2.16 約－3％最小ＤＮＢＲ許容限界値（改良統計的熱設計手法） 1.42 1.42 －パラメータ炉心熱出力（MWt）燃料集合体数熱設計流量（m３／hr／loop）１次冷却材入口温度（℃）核的エンタルピ上昇熱水路係数（ＤＮＢ評価用最確値）＊１＊２ 9 主な相違理由プラントの大容量化によるプラントの大容量化による炉心熱出力と燃料集合体数等により決まる値－大容量化に伴う１次冷却材ポンプの変更による中性子反射体の採用によるバイパス流量の増加による熱設計流量、炉心バイパス流量、燃料集合体数より決まる値炉心熱出力に対する１次冷却材流量の比の増加によるＮＦＸＹの違いによる燃料集合体全長の増加による平均線出力密度の項で考慮燃料集合体 1 体当たりの有効流量の項で考慮 10 （a）敦賀発電所３号炉第1図（b）先行 4 ループプラント過大温度ΔＴ高及び過大出力ΔＴ高による保護限界図（代表例） 11 （a）敦賀発電所３号炉第2図（b）先行 4 ループプラント炉内構造物及び原子炉容器の比較炉心そうタイロッド炉心そう炉心フォーマ板炉心 150mm 22mm バッフル板炉心そう炉心そうボルト（全体で約2000本）流路孔（全体で約1600箇所）ナット炉心そう 12 炉心そうフォーマ板タイロッド（全体で8本）リングブロック中性子反射体取付ボルト下部炉心板ブロック位置決めピン下部炉心板炉心バッフル中性子反射体（a）敦賀発電所３号炉第3図（b）先行 4 ループプラント中性子反射体と炉心バッフルの構造比較（b）先行 4 ループプラント（a）敦賀発電所３号炉第4図非常用炉心冷却設備の系統構成 13 約 4.5m 約 5.1m １段型湿分分離器の採用小型気水分離器の採用約 21m 約 21m 振止め金具の改良約 1,200mm 約 9.6m 約 1,150mm 約 8.1m 14 伝熱管寸法の変更約 3.9m 約 3.5m （a）敦賀３号炉蒸気発生器（b）最新取替え用蒸気発生器第 5 図蒸気発生器の主要な設計変更点抽出ライン（格納容器内）（格納容器外）体積制御タンク１次系補給水封水戻りＭほう酸タンクミニマムフローライン充てんラインＭＭＭ安全注入管台ＭＭ燃料取替用水補助ピット充てんポンプほう酸ポンプＭＭ安全注入ポンプ（×４系列）Ｍ充てん／ほう酸注入ポンプＭほう酸補給タンク充てん／ほう酸注入ポンプ封水ライン機器作動状況（通常時）抽出ライン（格納容器内）（格納容器外）体積制御タンク１次系補給水封水戻りＭほう酸タンクミニマムフローライン充てんラインＭＭＭ安全注入管台ＭＭ充てんポンプ燃料取替用水補助ピットほう酸ポンプＭＭＭ安全注入ポンプ（×４系列）封水ライン充てん／ほう酸注入ポンプ充てん／ほう酸注入ポンプＭほう酸補給タンク機器作動状況（ほう酸注入系作動信号発信時）第6図化学体積制御設備のほう酸注入系系統概要図 15 16 （a）敦賀発電所３号炉第7図（b）先行 4 ループプラント「主蒸気管破断」の解析に使用しているドップラ出力欠損 17 弁箱ダッシュポット＊＊弁体と弁箱の衝突速度を抑えるためのオイルダンパ（a）敦賀発電所３号炉第8図（b）先行 4 ループプラント改良型主蒸気隔離弁の設計改良内容