JPS6117988A - 原子炉の安全装置 - Google Patents

Abstract

(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。

Description

【発明の詳細な説明】 〔発明の技術分野〕 〔発明の技術的背景とその問題点］ 一般に、原子力発電所には種々の異常事象が発生しても
原子炉を安全な状態に導くことができるように様々な安
全装置が設けられている。ＢＶ１７Ｒプラントの場合、
異常小魚発生時に原子炉を安全な状態に導くためには基
本的に次の３つの事柄が行われる必要がある。即ち、ま
ずａ）原子炉の核反応を停止し、それからｂ）原子炉内
の冷却制の水位を回復し、かつ、維持し続け、さらには
Ｃ）原子炉内の核燃料に蓄積された核分裂生成物から長
期間にわたって放出される崩壊熱を除去することが必要
である。＋（Ｗ　Ｒプラントでは上記の３つの事柄を遂
行するためにそれぞれ次の３つの安全装置が設けられて
いる。即ち、Ａ、原子炉緊急停止系、Ｂ。

非常用炉心冷却系、及びＣ８残留熱除去系が安全装置と
して設置されている。これらの安全装置の設計条件とし
てはＢＷｒｔプラントの通常運転をわずかに逸脱する異
常事象力範囲から始まり、万一の場合には発生するかも
知れない極限事象の範囲までを考えて、最も厳しい設計
条件を与える事象を設計基準事象として選定し、それπ
も十分耐えられるような設計が行なわれている。このよ
うな最も厳しい条件なＬ５．える異常事象としては原子
炉圧力容器に接続されている最大口径液相配管（通常は
、原子炉冷却材再循環系配管）の瞬時両面破断が一般に
想定されている。このように原子炉圧力容器眞接続され
ている配管の破断により原子炉内の冷却材である炉水が
流出し、原子炉圧力容器内の核燃料の冷却が十分に行え
なくなる虞のある事故を一般に冷却材喪失事故（以下Ｌ
　ＯＣＡと略記する。）と呼んでいる。これは単に異常
事象と呼ぶには影響が大きすぎるため、特に事故という
事象分類を行い、最も厳しい設謂条件を与えるという意
味でＬ　ＯＣＡは一般に設計基準事故（以下Ｄ　ＢＡと
略記する。）と呼ばれている。これは、前記の非常用炉
心冷却系及び残留熱除去系の必要容量についてＬＯＣＡ
が最も大きな容量を要求する事故となっているためであ
る。従って、従来の１３　Ｗ　Ｒプラントの安全装置の
設計は理由もなしに、まず、ＬＯＣＡの発生を想定し、
それでも原子炉を安全な状態に導けるように十分な容量
を持った非常用炉心冷却系と残留熱除去系を設置すると
いたった手法がとられて来た。しかしながらこのように
−見、最も安全なように考えられる設計手法にも実はあ
る種の理屈があることが最近わかって来ている。それは
過大とも思える非現実的な要求を課しているにもかかわ
らず、安全装置の信頼性設計に対しては少々要求が過小
であるということである。具体的には現行の安全装置の
設計には単一故障基準という設計基準が適用されている
。これはある安全機能を果たす安全装置の内１系統に故
障が発生してもその安全機能を喪失しないようにもう１
系統安全装置を設けて系統全体を２重化することにより
安全装置の信頼性を向上しようというものである。

従って現行のＢ　Ｗ　Ｒプラントでは前述の安全装置の
主要部分はすべて２重化されている。これはこれらの安
全装置の設計基準事故である前記のＬ　ＯＣＡは考え得
る事故の内、最も影響の厳しくなる極限事象であってそ
の発生確率は十分に吐くなるようにすでに種々の安全防
護策が実施されているため。

ＬＯＣＡが発生した後に安全装置が１個だけ故障する所
まで考えておけば十分であり、さらにそい上に安全装置
が２重に故障することは確率的に十分Ｋ　ｆｆｋ　＜な
り、想定する必要はないという前提の上に成り立ってい
る。この前提は非常用炉心冷却系や残留熱除去系といっ
た安全装置がＬ　ＯＣＡのように極端に発生確率が低い
極限事象の時にのみ作動するのであれば技術的に正当な
ものであることは最近の確率論的安全評価（以下ＰＩ（
Ａと略記する。）によっても確認されている。このこと
は逆にＢＷＲプラントの通常運転中に何らかの原因によ
り、非常用炉心冷却系等の安全装置が頻繁に作動するよ
うなことがあれば、それはその安全系の設計に何らかの
問題があることを示していると言ってもよい。何故なら
これらの安全装置のｌ）　Ｂ　Ａとしては前述のように
、非常に発生頻度が小さいＬ　ＯＣＡを前提としており
、ＬＯＣＡ以外のもつと発生頻度の大きな異常事象の時
にもこれらの安全装置の機能が必要になるかも知れない
ということは設計の前提には含められていないからであ
る。このように現行のＢＷＲプラントの安全装置はＬ　
ＯＣＡという非常に影響の大きな事故事象を設計基準事
故（１）ＢＡ）としてその容量設計を行い、その容量に
関して言えばかなり大きな能力を保有しているにもかか
わらず、その信頼性設計に関しては、極めて起こりにく
い■、ＯＣＡを設計基準事故としているため、必ずしも
十分な信頼性を有した設計とはなっていない嫌がある。

それはＢＷＲの安全装置はＬ　ＯＣＡのように極端に発
生確率が低い事故の時にのみその作動を要求されるわけ
ではないということに起因している。以下に具体的な例
について述べる。

まず、　　８ｗｎプラントにおいて発生頻度が比較的大
きな異常事象としては一般に運転時の異常な過渡変化（
以下Ｔｒａｎｓｉｅｎｔと呼ぶ）と呼ばれている主蒸気
隔離弁（以下Ｍ’ＳＴＶと呼ぶ）閉鎖や給水ポンプトリ
ップがある。ＭＳＩＶ閉鎖等のＴｒａｎｓｉｅｎｔが発
生すると原子炉内の核反応によって発生している炉蒸気
は逃げ口を失うため原子炉の圧力は急速に上昇し、逃が
し安全弁が自動作動するが、これをそのまま放置すれば
ごく短時間で原子炉の圧力は原子炉圧力容器の健全性を
損う高さに達してしまう。このような事態に到る前に原
子炉を安全な状態に導くための安全装置として前述の原
子炉緊急停止系が設けられている。この原子炉緊急停止
系はＭＳＴＶ閉鎖及び原子炉圧力高の安全保護信号によ
り自動作動して急速に原子炉の核反応を停止する安全機
能を有している。その手段としては通常は中性子の吸収
材であるボロンを内蔵した制御棒を水圧等を用いて原子
炉内に一気に挿入する方法（これを一般にスクラムとい
う。）が用いられている。このスクラムを行うための安
全装置である原子炉緊急停止１−系も＾１■述のとおり
単一故障基準に基づいて設計されており、その主要部分
はＡ系とＢ系の２系統しか存在しない。スクラムはＬＯ
ＣＡのような設計基準事故の場合にも原子炉水位低等の
安全保護信号により自動的に行われるが、　ＬＯＣＡに のように発生頻度の低い（一般社設計基準Ｌ　ＯＣＡの
発生頻度は１０−４回／炉年と言われている。）事故の
場合にはさらに原子炉緊急停止系のＡ、Ｂ両系統ともが
故障してしまう確率を重畳して考えれば。

その発生の想定の必要がないことは一般に工学的に見て
明らかである。しかし、ＭＳＩＶ閉鎖のように発生頻度
の大きいＴｒａｎｓｉｅｎｔ　（一般にＴｒａｎｓｉｅ
ｎｔ全体の発生頻度は１〜１０回／炉年という運転実績
が得られている。）の場合には、その後に原子炉緊急停
止系のＡ、Ｂ両系統ともが故障してスクラムに失敗する
確率は必ずしも工学的に見て無視できる程小さな値には
ならない場合もある。このように’ｆ’ｒ；＋ｎ５ｉｅ
ｎｔ発生後にスクラムに失敗する事象を一般にＡＴＷＳ
と呼び、その前兆事象が米国ではすでに頻発している。

米国の原子力規制委員会（以下Ｎ　ＲＣと呼ぶ。）はこ
れを未解決安全問題（ＩＪｎｒｅｓｏ１４４ｃｄ　５ａ
ｆｅｔｙ　ｌ５ｓｕｅｓ、以下ＵＲ８Ｉと略記する。）
の１つに加え、１０年以上の歳月をかけて検討を行って
来たが、つい最近、スクラムｉｃ［］ｆるプラントの安
全装置の信頼性を強化するための数々の設計変更を規制
要求として正式に追加し、その長年の検討作業に終止符
を打ちつつある。これは原子炉緊急停止系のようにプラ
ントの安全性にとって極めて重要な安全装置であって、
かつ。

ＴｒａｎｓｉｅｎｌのようにＬ　ＯＣＡよりも発生頻度
のはるかに大きな異常事象の際にこそ必要とされろ安全
装置の信頼性設計に対しては従来のような単一故障基準
だけを設計基準とすることは必ずしも十分ではない場合
も有り得ることを米国ＮＲＣが認めたことの証以外のな
にものでもない。尚、ＡＴＷＳは発生頻度が比較的大き
いＴｒａｎｓｉｅｎｔが発生した後に安全装置の２重故
障が重畳するという事象形態の１つの具体例であるが、
一般的に言ってこのようなＴｒａｎｓｉｅｎｔ十安全装
置の２重故障という事象形態がＢＷＲプラントの炉心溶
融事故の原因としては確率的に見て最も大きいというこ
とは、最近の確率論的安全評価（ＰＲ，Ａ）の場では国
際的な常識となっている。しかしながら現在のＨＷＲプ
ラントの安全装置の設計はあいかわらず発生頻度の極め
て小さいＬＯＣＡを想定してその後に安全装置は１系統
しか故障しないという神話を前提として行うという考え
方がまだ主流である。つまり。

まず絶対に発生することはないと言っても過言ではない
事象形態を前提として安全装置の信頼性設計が行われて
おり、その一方でもつと現実には起こりそうな事象形態
に対しては十分な配慮が払われていない虞がある。

従って、　Ｔｒａｎｓｉｅｎｔ十安全装置の２重故障と
いうことにもつと配慮した安全装置の信頼性設計がＢＷ
Ｒプラントの安全性にとって重要かつ緊急な課題となっ
て来ている。このようなＴｒａｎｓｉｅｎｔ十安全装置
の２重故障としては前述のＡＴＷＳ以外にもいくつかの
重要なものがある。ＡＴＷＳは前述のように米国ＮＨ，
Ｃの規制強化が行われており、実質的に解決された安全
問題であると考えられるので。

ここではまだ未解決のＡＴＷＳ以外のいくつかの同種の
安全問題について以下に説明を続ける。

上記のようなＴｒａｎｓｉｅｎｔ十安全装置の２重故障
としてＢＷＲプラントの安全性にとって重大な影響を与
えるものとしては次の３つのものがある。即ち、ａ、給
水喪失’Ｉ”ｒａｎｓｉｅｎｔ＋原子炉隔離時冷却系（
以下ＲＣＩ　Ｃと略記する。）故障十高圧非常用炉心系
故障、ｂ、主復水器機能喪失Ｔｒａｎｓｉｅｎｔ＋残留
熱除去系２重故障、及びＣ１外部電源喪失’ｐｒａ１ｓ
ｉｅｎｔ＋非常用ディーゼル発電機（以下Ｉ）／Ｇと略
記する。）２重故障の３つである。これらの３つの事象
がＡＴＷＳと並んでＢＷＲプラントの場合の炉心溶融事
故の原因として最も確率が高いということは最近の確率
論的安全評価（Ｐ　Ｉ（、Ａ　）　Ｉ／Ｕよる一致した
結論である。又、米国ＮＩ（Ｃ等の規制関連機関がＢＷ
Ｒプラントの現在までの故障や」”故の報告例を分析し
た結果から、いずれも上記３つの異常事象の形態がＡＴ
ＷＳど並んで１３Ｗｒ（プラントにとって最も危険なも
のであるという結論を統計的に導いている。そして米国
Ｎ　Ｒ，Ｃは上記３つの異常事象の形態については、ｂ
及びＣについては新たに未解決安全問題（ＩＪ　Ｈ，Ｓ
　Ｉ　）の中に正式に加えて最近検討を開始している。

また、ａ、についてもスリーマイル島原発事故ｃ以下Ｔ
ＭＴ事故と略記する。）後の安全要求としてメーカー及
び電力会社に対して改善要求を勧告している。即ち、こ
のようなＴｒａｎｓｉｅｎｔ十安全装置の２重故障とい
う異常事象の形態に対して米国の方ではすでに正式な検
討が開始されていると言える。ここで注意すべきことは
、これらの最近注目されている安全問題の形態がいずれ
も、現状の設計ベースとなっているＬ　ＯＣＡ十安全装
置の１系統故障とは全く事象の形態が異なっており、安
全装置の信頼性設計としては２重故障までを対象としな
くてはならず、より厳ｌ〜い条件を与身でいるというこ
とである。そして最近では、再循環系配管のような大口
径配管が瞬時両面破断を起こすというようなことは、安
全防護策として採られている炉水の漏洩監視等により、
配管の目には見えない程度のき裂の段階で異常が検出さ
れ、大事故に至る前に原子炉を安全蹟停止できることが
学術的な事実として認識されるようになって来ており、
ますます設計基準事故（ＤＢＡ）として現在想定されて
いるような大規模なＬ　ＯＣＡは発生しないという認識
が強まっている。

これを受けて、米国や西独ではすでに規制方法の一部の
見直しが行われているが、安全装置の設計そのものはあ
いかわらずＬ　ＯＣＡをＤＢＡとして行われている現状
である。このように現実にはまず発生するとは考えられ
ない事故であっても、その影響は極めて大きなものを設
計基準事故として想定することは安全装置の容量設計に
極めて大きな余裕を与えることになり、この面では極め
て安全性を強化した設計が行われていることを意味して
いる。しかし一方では、安全装置の容量が大きくなり、
コスト・アップとなるために、安全装置の系統を多重に
設置してＴｒａｎｓｉｅｎｔ十安全装置の２重故障のよ
うなもつと現実的には起こる可能性が高いと思われる事
象形態に対する信頼性向上設計を行うことを極めて困難
なものとしている。そこで以下では前述の３種類の安全
問題に関連して。

現状のＢＷＲプラントの安全装置の信頼性設計のどのよ
うな点に問題があるかを具体的に図面に基づいて説明す
る。

〔現状設計の問題点〕

第１図において原子炉圧力容器Ｊは核燃料２を内蔵し、
該核燃料が核分裂する際の大量の発生熱により炉水を水
蒸気に変換し、この発生した蒸気を主蒸気管３によって
主タービン４に導き、該主タービン４を回転せしめ、こ
れを動力源とする発電機によって発電が行われる。主タ
ービン４を回転させた後炉蒸気は主復水器５に導かれ、
ここで低温の海水等を通した冷却管と接触することによ
り再び水にもどされ、主復水器５の底部に溜められる。

この水は再び給水ポンプ６により、給水管７を介して前
記原子炉圧力容器１の内部にもどされる。このようにし
て原子炉内の冷却材である炉水は加熱蒸気となって主タ
ービン４を回転させた後、主復水器５によって水にもど
され、再び給水ポンプ６により原子炉圧力容器１内にも
どされるため、原子炉内の水位は常にほぼ一定に保たれ
る設計になっている。前記核燃料２の冷却と炉蒸気の効
率的な発生を行うためには、原子炉圧力容器１内の炉水
の流れを強制的にコントロールする必要があり、その目
的のために再循環系配管８と再循環系ポンプ９が設置さ
れている。該再循環系ポンプ９は炉水をいったん再循環
系配管８を介して原子炉圧力容器１の外部に取り出し、
再び大きな流速で原子炉圧力容器１にもどしてやること
により、原子炉圧力容器１の内部で前記核燃料２の下端
から上端に向けて強制的に炉水の流れが生じるようにし
ているものである。このようにＢＷＲプラントの通常運
転時には主タービン４を循環する炉蒸気の流れと、再循
環ポンプ９による炉水の流れとの２つが常に働いている
状態にある。このようにして通常運転状態にあるＢ　Ｗ
　Ｒプラントで前記再循環系配管８が第１図のＸ印の部
分等において瞬時両面破断を起こしたというのが前述の
設計基準事故であるところの冷却材喪失事故である。

ここで両面破断というのは、配管が完全に破断し。

なおかつ、破断口部分が前後で完全にずれてしまい、冷
却材の流出面積としては、Ｘ印の前後の両方から冷却材
が流出するというものである。ＢＷＲプラントでは一般
にパイプ・ホイップ・リストレインドと呼ばれる配管破
断時にも配管のずれを防止できる装置が設けられており
、このような両面破断は物理的には発生し得ないもので
あるが、安全装置の容量設計をより過大なものとする配
慮から、このような装置の効果は無視して考えるのが通
例となっている。また、前記再循環系配管８は口径が約
６５σ、肉厚が約３ｃｒｎのステンレス製配管であり、
原子力発電所周辺の地質学」二の特徴から考えられる仮
想最大規模の地震（もちろん関東大震災の時よりもはる
かに大規模なもの）が発生してもそれに耐えられる設計
となっており、現実に破断が生じることは極めて考えに
くいものである。そ、ｈでもこの配管の破断を設計基準
事故として想定している理由は、この配管が核燃料ヰ２
のより下端に近い部分に接続されている最大口径の配管
であってこれが破断した場合の核燃料中２の冷却能力に
与える影響が最も犬ぎくなるためである。即ち、現状の
設計基準事故の選定の考え方は。

あくまでも影響が最も大きいものを選定し、それ　　　
゛が発生しやすいかどうかということにはあまり注意が
払われていないと言える。さて、この再循環系配管８が
仮想的に瞬時両面破断すると原子炉圧力容器１内の約７
０気圧、約２８０℃という高温高圧の炉水がドライウェ
ル１０の中へ破断口を通してブローダウン（噴出）シ、
ただちにフラッシング（減圧沸騰）してその大半が蒸気
に変換する。

これによりドライウェル１０内の圧力は急激に上昇し、
その圧力によってドライウェル１車内に生成した蒸気は
ベント管１１の内部の水面を押し下げてサプレッション
・プール１２の底部にたくわえられたサプレッション・
プール水Ｊ３と混合し冷却され凝縮する。これによって
冷却材喪失事故の際の炉水のブローダウンによるドライ
ウェル１：１′内部の急激な圧力上昇は緩和される設計
となっている。ところがこの状態では炉水が破断口より
流出し続けているため、原子炉圧力容器１内の水位は急
激に低下してしまい事故後数十秒で核燃料２は完全に露
出した状態になってしまう。冷却材喪失事故が発生する
と前述のドライウェル圧力高もしくは上記の原子炉水位
低を検出して安全保護信号が発せられて、前記原子炉緊
急停止系が自動的にスクラムするため、原子炉の核反応
はただちに停止するが、核燃料２内には通常運転中に大
量の放射性核分裂生成物（核燃料２の燃えかす。即ち。

死の灰。）が蓄積しているため、その放射性壊変によっ
て核反応停止後もかなりの量の発熱が継続する。これを
崩壊熱と呼んでいる。従って、核燃料２が露出した状態
が少しでも長引くと核燃料２は過熱状態となり、これが
続くと最悪の場合にはいわゆる炉心溶融事故となり、原
子力発電所の事故として最悪な事態となる。このような
事態を避けるため前述の安全装置の１つである非常用炉
心冷却系が設けられている。非常用炉心冷却系の基本構
成はサプレッション・プール１２の底部にだ（わえられ
たサプレッション・プール水１３をポンプ１４により配
管を介して原子炉圧力容器１の中へ注水するというもの
である。非常用炉心冷却系は図には示していないが、実
際にはいくつかの系統から構成されており、その内の１
系統が故障してもその安全機能を喪失しない設計となっ
ている。また、非常用炉心冷却系は原子緊急停止系と同
様にドライウェル圧力高あるいは原子炉水位低の安全保
護信号により自動起動する設計となっている。このよう
に冷却材喪失事故が発生しても非常用炉心冷却系が自動
起動して原子炉の水位を回復するため核燃料２の損傷は
避けられる設計となっている。この非常用炉心冷却系の
運転は原子炉の水位を維持するために事故後長期間にわ
たって継続する必要がある。その間、再循環系配管８の
破断口からは炉水の流出が継続している。核燃料２から
は前述のよ’Ｘ／Ｃ事故後もかなりの量の崩壊熱が発せ
られており、これは原子炉圧力容器１内の炉水によって
冷却除去されるが、一方、加熱された炉水は再循環系配
管８の破断口からドライウェル１０に流出しドライウェ
ル１０内の雰囲気温度を高めた後、ベント管１１を通過
してサプレッション・プール水１３に吸収されて該サプ
レッション・プール水１３を加熱する結果となる。この
ようにして核燃料１２から発生される崩壊熱は破断口か
ら流出する炉水によって最終的にサプレッション・プー
ル水１３に伝達され、このサプレッション・プール水１
３は再び非常用炉心冷却系の水源として使われて原子炉
圧力容器ｊ内にもどされて核燃料２ＶＣよってさらに加
熱されるという循環過程を繰り返すことになる。この循
環過程を繰り返すにしたがってサプレッション・プール
水Ｊ３の温度は徐々に」二昇するが、これを放置すると
サプレッション・プール１２の設計温度を超えてしまい
、これに対応した形でサプレッション・プール１２の気
相部及びドライウェル１０の内圧も飽和圧力となり、設
計圧力を超えてしまう。このような原因により仮にドラ
イウェル１０もしくはサプレッション・プール１２が破
損したとするとサプレッション・プール水１３の水面に
加えられていた内圧が急激に失われ、サプレッション・
プール水１３は一部減圧沸騰を起こし、非常用炉心冷却
系のポンプ１４は必要吸込水頭（必要ＮＰＳＨ）が得ら
れなくなり、キャビテーションを起こしてしまい、原子
炉圧力容器１への注水が不可能となってしまう。こうな
ると原子炉の水位は短時間で低下し、核燃料２は崩壊熱
によって溶融してしまう。即ち、最悪の炉心溶融事故に
至ってしまう。

このような事態に至るのを避けるために設けられている
のが前述の安全設備の１つである残留熱除去系である。

残留熱除去系の基本構成は第１図に示すようにポンプ１
５と熱交換器１６とこれらとサプレッション牽プール水
１３及びサプレッション・プール１２の気相部あるいは
原子炉圧力容器１もしくけドライウェル１ヰとを連結し
た配管及び弁とから成っている。残留熱除去系は弁を切
り替えることによってサプレッション・プール水］３を
導（先を変更することができる。このように残留熱除去
系はポンプ１５によりサプレッション・プール水１３を
汲上げ熱交換器１６で冷却した後、ドライウェル１０の
気相部あるいはサプレッション・プール］２の気相部に
散布することを循環的に繰り返し、これらの気相部及び
サプレッション・プール水１３そのものを冷却すること
ができる。このように残留熱除去系は事故後にドライウ
ェル１０及びサプレッション・ブール１２を冷却しこれ
らが過温あるいは、過圧破損することを防止できる設計
となっている。また、残留熱除去系はサプレッション・
プール水１３を導く先を原子炉圧力容器１とする配管を
選択した場合には原子炉の水位を維持する目的にも使用
でき、非常用炉心冷却系としての機能も持ち合わせてい
る。尚９図には示してはいないが、熱交換器１６を機能
させるためには海水等の冷却水な該熱交換器１６内に循
環通水させるための２次系の作動が必要である。また。

該残留熱除去系は従来のＢＷＲプラントではＡ系及びＢ
系の２系統から構成されている。第１図ではこの内の１
系統のみを示しているが、実際には前述の単一故障基準
に基づいて設計されるため２系統が設置されている。残
留熱除去系は前述の原子炉緊急停止系や非常用炉心冷却
系とは異なり。

事故後ただちには必要にはならないので、特に安全保護
信号によって自動起動する必要はない。但し、実際には
ポンプ１５を事故直後から非常用炉心冷却系として兼用
して使用するので、原子炉圧力容器１へ通じる配管を使
用する運転モードで自動起動する設計を行っている。そ
して事故後しばらくして原子炉水位の維持が安定して行
えるようになったことを確認した後、運転員が中央制御
室より手動で弁の切替え操作を行って、ドライウェル１
０もしくはサプレッション・ブール１２の冷却モードへ
の切替えを行う設計となっている。このように残留熱除
去系によって冷却材喪失事故後にも核燃料２から発生す
る崩壊熱を除去し、原子炉格納容器（ドライウェル１０
及びサプレッション・プール１２を総称してこのように
呼ぶ。）の過温及び過圧破損を防止し、その健全性を維
持できる設計となっている。以上説明したように、非常
用炉心冷却系及び残留熱除去系は設計基準事故である冷
却材喪失事故を前提として、さらに単一故障基準を適用
するという手法によって設計が行われている。

しかしなから、実際にはＢＷＲプラントにおいてこれら
の安全装置の安全機能が必要となるのは設計基準事故で
ある冷却材喪失事故だけではないことは前に述べたとお
りである。例えば第１図において原子炉が通常運転され
ている際に突然給水ポンプ６が停止１−シてしまうこと
がある。そうすると原子炉への給水の補給が停止し、原
子炉内の炉水の収支バランスが崩れるため水位は急速に
低下して行くことになる。これがいわゆる給水喪失Ｔｒ
ａｎｓｉｅｎｔである。この場合には、水位の低下に伴
い、まず原子炉をスクラムし、さらに水位を回復するた
めに非常用炉心冷却系等の作動が必要となる。この場合
にもし非常用炉心冷却系統が多重に故障して原子炉の水
位が維持できなくなると炉心溶融事故に至ってしまう。

このようにＴｒａｎｓｉｅｎｔ発生後に非常用炉心冷却
系等の炉水補給能力が喪失して炉心溶融事故に至ってし
まう事故のシーケ離弁（ＭＳＴＶ）１７が突然閉鎖して
しまうことがある。これがいわゆるＭＳＩＶ閉Ｔｒａｎ
ｓｉｅｎｔである。

この場合には、前述のように原子炉圧力容器１内で発生
し続けている蒸気が逃げ場を失い、原子炉の圧力が急上
昇することになるが、原子炉圧力高の安全保護信号によ
りスクラムが行われてまス核反応が停止する。また、原
子炉の圧力を低減するために逃がし安全弁１８が自動作
動し、蒸気放出管１９を介して炉蒸気をサプレッション
・プール水１３中へ導き凝縮させる設計となっている。

この場合には核燃料２からその後継続して発生する崩壊
熱は蒸気放出管１９内を移行する炉蒸気によってサプレ
ッション・プール水１３に伝達され、該サプレッション
・プール水の温度を高めることになる。発生する崩壊熱
の量は冷却材喪失事故の場合と何ら変わる所はないので
、このＭＳＴＶ閉Ｔｒａｎ−ｓｉｅｎｔの場合にも残留
熱除去系によってサプレッション・プール水１３の冷却
を行わないと原子炉格納容器の健全性が失われて最終的
には炉心溶融事故に至ってしまう。このように炉蒸気を
主復水器５に導いて冷却することができない’ｐｒａｎ
ｓｉｅｎｔ　の場合には残留熱除去系の機能が不可欠と
なる。この種の’ｌ’ｒａ１ｓｉｅｎｔとしては他に主
復水器真空度喪失Ｔｒａｎｓｉｅｎｔがあり、これは主
復水器５の小漏洩や外部電源喪失によって発生する。ま
た、逃がし安全弁１８が何らかの理由によって開になっ
た後に、固着して閉鎖できなくなった場合（いわゆる逃
がし安全弁の開固着肯ａｎｓｉｅｎｔ　）にも炉蒸気は
サプレッション・プール水１３の中へ放出され続けるた
め、残留熱除去系の作動が不可欠となる。

これらの場合のように残留熱除去系の機能が必要になっ
た時にもし残留熱除去系が２重に故障してサプレッショ
ン・プール水】３の冷却が行えなくなると原子炉格納容
器が過温もしくは過圧破損して最終的に炉心溶融事故に
至ってしまう。このよつＫ　Ｔｒａｎｓｉｅｎｔ発生後
に残留熱除去系の機能が喪失して炉心溶融事故に至って
しまう事故のシーケンスを確率論的安全評価では一般に
ＴＷクシ−ンスと呼んでいる。また、外部電源が喪失す
るいわゆる外部電源喪失’ｌ’ｒａｎｓｉｅｎｔが発生
した際にさらに非常用ディーゼル発電機が２重に故障し
てしまうとプラント内の電動駆動のシステムがほとんど
使えなくなり、この状態が例えば１０時間も継続すると
やはり原子炉内の水位が維持できなくなり炉心溶融事故
に至ってしまう。このようにプラント内の交流電源がす
べて使えなくなってしまう状態を一般ＶＣ５ｔａｔｉｏ
ｎ　Ｂｌａｃｋｏｕｔと呼んでいる。

上記のＴ　Ｑ　Ｕ　Ｖシーケンス、ＴＷフシ−ンス及び
５ｔａｔｉｏｎ　Ｂｌａｃｋｏｕｔの３つ事故は前述の
ＡＴＷＳと並んでＢ　Ｗ　Ｒプラントの炉心溶融事故の
発生原因として最も可能性の高いものの１つであること
は最近の確率論的安全評価の一致した結論である。それ
では何故このような結果になってしまっているのかにつ
いて具体的に図に基づいて説明を行う。

第２図はＢ　Ｗ　Ｉ（／　５プラントの場合の非常用炉
心冷却系と残留熱除去系の系統構成を示したものである
。ＢＷＲ１５のこれらの安全装置は大きく３つの区分に
分けて配置されている。まず、第１の区分には原子炉隔
離面冷却系２１と高圧炉心スプレィ系２３が設置されて
いる。原子炉隔離面冷却系２１は自からのタービン２２
によって駆動される。

該タービン２２は原子炉の炉蒸気を直接駆動源とするた
め、交流電源をいっさい必要としない。また、原子炉隔
離面冷却系２１は正式には非常用炉心冷却系に含めず、
むしろ補助給水系と呼ぶべきものであるが、ＴＱＵＶシ
ーケンスに対しては高圧炉心スプレィ系とほぼ同一の機
能を有しているのでここでは並べて示しである。原子炉
隔離面冷却系は炉蒸気を用いてタービン２２により駆動
されるため原子炉圧力が高い領域で炉水補給能力を有す
が、原子炉圧力が１氏下してくるとその能力を喪失する
。一方、高圧炉心スプレィ系２３は電動駆動のポンプに
よりサプレッション・プール水ヲ核燃料の」一方より散
布しつつ注水する能力を有しており、高圧から低圧まで
のすべての原子炉圧力の状態で注水能力を有している。

該高圧炉心スプレィ系の作動には交流電源を必要とし、
その交流電源としては外部電源を用いるが、該外部電源
の信頼性の低さを考慮して専用の非常用ディーゼル発電
機（ＩＩ　２４を設けている。次に第２の区分には低圧
注水系（ｑ２５及び低圧注水系ｆＢｌ　２６が非常用炉
心冷却系として設置きれている。該低圧注水系（１−３
１２６は残留熱除去系と兼用であり熱交換器ｆＢｌ　２
７を保有している。これらの低圧注水系はいずれも電動
駆動のポンプによりサプレッション・プール水を原子炉
圧力容器内に注入する機能を有するが、単に注入冠水さ
せるだけであって、特にスプレィ機能は有していない。

また、これらの低圧注水系は炉圧が約１５気圧以下Ｖｃ
ｆで低下しないと注水機能を発揮することはできない。

これらの低圧注水系の駆動には交流電源が必要であり、
そのために外部電源及び非常用ディーゼル発電機（ｆｆ
＋　２８が用いられる。低圧注水系ｆＢｌ　２６は運転
員が中央操作室より弁の切替操作を行うことにより、ド
ライウェル及びサプレッション・プールの冷却モードに
切替えて残留熱除去系として使用する設計となっている
。次に第３の区分には低圧炉心スプレィ系３１及び低圧
注入系ｆＡｌ　２９が設置さハている。低圧炉心スプレ
ィ系３１は電動駆動のポンプによりサプレッション・プ
ール水を核燃料の上方より散布しつつ注水する能力を有
しているか、前記高圧炉心スプレィ系とは異なり、炉圧
が約２０気圧以下に低下しないと注水機能を開始するこ
とができない。低圧注水系（Ａ）　２９の機能は前記低
圧注水系ｆＢｌ　２６の機能と全く同一であり、熱交換
器ｆＡｌ　３０を保有しており２手動切替操作により残
留熱除去系として使用する。これらの低圧炉心スプレィ
系３１及び低圧注水系（Ａｌ　２９の駆動には交流電源
が必要であり、そのために外部電源及び非常用ディーゼ
ル発電機（［１３２を使用する。以上がＢＷＲ，１５プ
ラントの非常用炉心冷却系と残留熱除去系の系統構成に
関する説明であるが、簡単のために図では主要な機器の
みを示し、配管や弁等については第１図に示したものと
同様なので省略している。（この方法は以下も同様とす
る。）このようなり　Ｗ　Ｆｔ／　５の系統構成はＢ　
Ｗ　Ｒ／　４までの経験を生かして数々の設計改良を行
って完成したものである。その後ＢＷＲ／６という型式
のものも作られてはいるが。

これは炉心部分の改良が主であり、安全装置の系統構成
はＢ　Ｗ　ｒ（、／　５のものを全く変更せずに用いて
いる。このことは、ＢＷＲ１５の系統構成は再循環系配
管の瞬時両面破断をその設計基準事故とする限り、ＢＷ
Ｒプラントにとってはもはや改良の余地のない完成され
たものとなっていることを示している。

しかし、蓋然性を重視する確率論的安全評価の観点から
は、　ＢＷＲ１５の系統構成はまだ十分に改良の余地が
ある。それは、確率論的安全評価の世界では冷却材喪失
事故のように極めて起こりにくい事故ではなくて、　　
Ｔｒａｎｓｉｅｎｔのように毎年１回から１０回も発生
する異常事象の方に自然に注意が向けられるような評価
手法が用いられているからである。例えば、原子力発電
所の安全設計の対象としては発生頻度が１０−７回／炉
・年を下回るものは考慮しなくてよいとされているが（
米国及び日本等の規制方針として採用されている。）こ
れを用いて確率論的な簡単な検討を行うと次のようにな
る。大破断Ｌ　ＯＣＡの発生する確立は１０−４回／炉
・年、また、安全装置の１系統が故障する確率はｌ］０
’−２〜１０−”回／　Ｄｅｍａｎｄとそれぞれ言われ
テイルから、大破断Ｉ、　ｏ　ＣＡか発生してそれにさ
らに安全装置の単一故障が重畳する確率は］（１−６〜
ＩＯ’唾便−年となり、ぎりぎり考慮する必要のある事
象ということになる。しかし、さらに安全装置が２重故
障を起こす確率は１０−８〜１Ｏ−Ｉ０回／炉・年とな
り、考慮する必要は全くないと言える。従って、この意
味では現在性われている設計手法である大破断Ｌ　ＯＣ
Ａ十単−故障基鵡の組合せは妥当なものであると言える
。しかし、　　Ｔｒａｎｓｉｅｎｔが発生した場合を考
えると、その後に安全装置の２重故障が重畳する確率は
１０−″〜１０−６回／炉・年どなり判断基準である１
０−７回／炉・年を」二回ってしまうので考慮する必要
があると言うことになる。また、　’Ｉ’ｒａｎｓｉｅ
ｎｔに安全装置の３重故障が重畳する確率も１０−５〜
１０−′回／炉・年となり、安全装置の信頼性が極端に
悪い場合には考慮しておく必要があるということになっ
てくる。このように安全装置の故障に対する耐力の問題
、即ち、信頼性設計を行う観点からは、確率論的安全評
価の結果の示唆するものは重大であると言える。孔体的
に前述のＢ　Ｗ　Ｒ，／　５の系統構成についてこの問
題を検討して見ると次のようになる。

まず、給水喪失’ｒ’ｒａｎｓｉｅｎｔが発生したとす
ると原子炉水位が低下し、スクラムが行われ、さ゛　　
　′らに水位が低下１−ると原子炉隔離時冷却系２１及
び高圧炉心スプレィ系２３が自動起動して炉水位を維持
する設計となっている。しかし、前述いようにこれら２
つの注水系が２重故障を起こすことを考えた場合の確率
は判断基準である１０−’」炉・年を超えている。従っ
て、設計の考慮の対象としてこのような事象を想定する
必要がある。このような事象を想定した場合には、原子
炉が高圧状態にあるため他の低圧の非常用炉心冷却系は
いずれも使用することかでとない。従って、運転員が手
動で前記の逃がし安全弁を起動して原子炉を減圧するこ
とに成功しないと炉心溶融事故に至ってしまうが、この
ような緊急時に運転員がこの種の手動操作に成功する確
率は必ずしも高くはない。何故なら、ただでさえ原子炉
の水位が低下している時に、逃がし安全弁を手動起動す
ることは、さらに炉水の減少を促進することになり、一
種の冷却材喪失事故をわざわざ起こしているようなもの
であり、運転員にとっては精神的な抵抗感が大きすぎる
からである。このようにして給水喪失Ｔｒａｎｓｉｅｎ
ｔ後に高圧の注水系が２重故障することが引き金となっ
て炉心溶融事故に至る事故は前述のＴＱＵＶシ一ケンス
そのものである。次に主蒸気隔離弁閉鎖（ＭＳＴＶ閉）
　Ｔｒａｎｓｉｅｎｔが発生した場合を考えると原子炉
圧力が急」二昇し、スクラムするとともに逃がし安全弁
が自動的に作動して炉蒸気がサプレッション・プールに
移行することによりサプレッション・プール水の温度が
徐々に上昇する。運転員はサプレッション・プール水温
が制限値に達する前に手動により低圧注水系（Ｂｌ　２
６及び低圧注水系（Ａｌ　２９を残留熱除去系のサプレ
ッション・プール冷却モードに切り替えて原子炉格納容
器が過温もしくは過圧破損することを防止できる設計と
なっている。しかし、前述のようにこれら２つの残留熱
除去系が２重故障を起こす場合の確率は判断基準である
１０−７回／炉・年を超えている。従って。

設計の考慮の対象としてこのような事象を想定する必要
がある。このような事象を想定した場合には、残留熱除
去系は２系統しかないため、原子炉圧力容器が過温もし
くは過圧破損に至り、非常用炉心冷却系のポンプは必要
吸込水頭（必要ＮＦＳＩ−１）が得られなくなり、停止
１−シてしまうのでやはり炉心溶融事故に至ってしまう
。このようにしてＭＳＴＶ閉Ｔｒａｎｓｉｅｎｔ等が発
生した後に残留熱除去系が２重故障することによって炉
心溶融事故に至る事故ハ前述のＴＷクシ−ンスそのもの
である。次に外部電源喪失Ｔｒａｎｓｉｅｎｔが発生し
た後に非常用ディーゼル発電機が３重故障した場合を考
えて見ると。

この事象も発生確率が前述の１０−７回／炉・年を超え
てしまう場合がある。日本の場合にはこれら電源の信頼
性が諸外国のものよりはるかに高いため。

このような５ｔａｔｉｏｎ　Ｂｌａｃｋｏｕｔ事象を想
定する必要は本来は無いと言える。一方、米国などでは
電源の信頼性が劣るため、　　５ｔａｔｉｏｎ　Ｂｌａ
ｃｋｏｕｔの想定は本来必要と官女−る。５ｔａｔｉｏ
ｎ　Ｂｌａｃｋｏｕｔが発生すると作動可能な系統は原
子炉隔離時冷却系だけとなってしまい、その運転は約８
時間を超えては続けられない。これは原子炉隔離時冷却
系の運転制御には直流電源（バッテリー）が必要であり
、その容量として約８時間分しかないからである。従っ
て、　　５１ａｔｉｏｎ　Ｂｌａｃｋｏｕｔがその後も
継続すルト炉心溶融事故に至ってしまう。以上述べたよ
うに現状のＢ　Ｗ　Ｒ，／　５の系統構成は冷却材喪失
事故に対しては十分な信頼性設計がなされているが、も
つとはるかに発生頻度の高いＩ’ｒａｎｓｉｅｎｔ　Ｋ
対しては安全装置が２重故障する可能性を否定できず、
炉心溶融事故の原因となる虞がある。このことは確率論
的安全評価の結果からも明らかである。第３図はＢＷＲ
１５プラントに対する確率論的安全評価の結果を示した
ものである。円の大きさはプラント全体の炉心溶融確率
の大きさを示している。この内ＴＣシーケンスによる寄
与３３が約１／３の炉心溶融確率を占めている。ＴＣシ
ーケンスは前述のＡ　ＴＷＳに対する確率論的安全評価
での別名である。このＴＣシーケンスによる寄与３３は
前述の米国ＮＲＣが決定した設計強化策を採用すること
等により１／１０以下に低減することが可能である。次
に残留熱除去系の２重故障により炉心溶融事故に至る１
゛Ｗシーケンスの寄与３４も全体の約１／３の炉心溶融
確率を占めている。また、ＴＱＵＶシーケンスと５ｔａ
ｔｉｏｎ　１（ｌａｃｋｏ＋＋ｔの寄与の合計３５も全
体の約１／３の炉心溶融確率を占めている。冷却材喪失
事故による寄与３６は全体の約１／３０の炉心溶融確率
しか占めておらず、しかもその大部分は小口径配管破断
等による小Ｉ、ＯＣＡの寄与であって、現在設計基準事
故として考えられているような大Ｌ　ＯＣＡの寄与は小
さすぎて図には示せない程度のものである。このように
現状のＢ　Ｗ　ｆ’（／　５の安全装置の系統構成はそ
の設計基準事故である大Ｌ　ＯＣＡに対しては十分な信
頼性を有したものと言えるが、一方でもつと発生頻度の
大きなＴｒａｎｓｉｅｎｔに対しては安全装置の信頼性
が大Ｌ　ＯＣＡに対する場合と比べてかなり劣っており
、　　Ｔｒａｎｓｉｅｎｔを引き金として炉心溶融事故
に至ってしまう可能性の方かはるかに大きいと言える。

〔発明の目的〕

そこで本発明は上述した事情ＶＣ＠みなされたものであ
り、冷却材喪失事故だけではｆ′、ｇ　（、Ｔｒａｎｓ
　−１ｅｎｔに対しても十分な信頼性上の対応力を持ち
。

炉心溶融事故の発生確率を十分に小さくできる原子炉の
安全装置を提供することを目的とするものである。

〔発明の実施例〕

以下図面に基づいて本発明の一実施例を説明する。本発
明は第４図に示すように安全装置の系統構成を大きく３
つの区分に分けている。まず、第１の区分には原子炉隔
離時冷却系４ヰと低圧注入系（ＣＩ　４３が設置されて
いる。原子炉隔離時冷却系４１は自からのタービン４２
によって駆動される。

該タービン４２は原子炉の炉蒸気を直接駆動源とするた
め、交流電源をいっさい必要としない。

尚、原子炉隔離時冷却系４１は正式には非常用炉心冷却
系には含めない場合もあるので、第２．第３の区分に設
置したり、あるいは全く別の区分に設置してもよい。こ
れは原子炉隔離時冷却系がその駆動に非常用ディーゼル
発電機を必要としないために生じるｆｌｅｘｉｂｉｌｉ
ｔｙである。一方、前記低圧注水系ｆｃ）　４３は残留
熱除去系と兼用であり、熱交換器（ｑ４４を保有してい
る。該低圧注水系（０４３は電動駆動のポンプによりサ
プレッション・プール水を原子炉内に注入する機能を有
するとともに運転員が遠隔手動で弁の切替操作を行うこ
とによリッドライウェル及びサプレッション・プールの
冷却モードに切替えて残留熱除去系としても使用する。

該残留熱除去系の除熱能力は冷却材喪失事故の際に現行
の解析手法に基づいて必要とされる容量の５０％とする
。低圧注水系（ｑ４３の駆動には交流電源が必要であり
、そのために外部電源及び非常用ディーゼル発電機（１
１４５を使用する。次に第２の区分には高圧炉心スプレ
ィ系（Ｂ＋　４６と低圧注入系（Ｂｌ　４７を非常用炉
心冷却系として設置する。高圧炉心スプレィ系（Ｂ１４
６は電動駆動のポンプによりサプレッション・プール水
を核燃料の上方より散布しつつ注水する能力を有してお
り、高圧から低圧までのすべての原子炉圧力の状態で注
水能力を有している。一方、前記低圧注水系１３１４．
７の性能及び機能は前記低圧注水系ｆｃ１４３のそれと
全く同一であり、残留熱除去系としても使用するため、
熱交換器（Ｂ１４８を保有している。これらの高圧炉心
スプレィ系ｆＢｌ　４６及び低圧注入系（Ｂ）　４７の
駆動には交流電源が必要であり、そのために外部電源及
び非常用ディーゼル発電機ｆｉｌｌ　４９を使用する。

次に第３の区分には高圧炉心スプレィ系（Ａｌ　５０　
。

低圧注水系ＴＡＩ　５１　、熱交換器ｆＡ１５２．及び
非常用ディーゼル発電機ｆｌｌｌｌ　５３を設置するが
、これらの性能及び機能は第２の区分に設置した高圧炉
心スプレィ系ｆＢ１４６．低圧注水系（Ｂｌ　４．７．
熱交換器（Ｂし８．及び非常用ディーゼル発電機ｆｌｕ
）　４９のそれとそれぞれ全く同一である。尚、上記の
説明で区分１，２゜３あるいはＡ、Ｂ、Ｃ及びｒ、　　
ＩＴ、　　Ｉ等の記号を用いているが、これは同種の系
統を区別するために便宜土用いたものであって、その順
番には本質的な意味はなく１区分］、２．３を新たに区
分２゜３．１と呼び直す等して良いことは勿論である。

また、簡単のために図では主要な機器のみを示し。

配管や弁等については第１図に示したものと同様なので
省略していることは前述のとおりである。

さらに、熱交換器（Ａｌ　５２．熱交換器（Ｂ＋１４　
ｓ　、及び熱交換器（Ｃ）４４にはそれぞれ冷却水を循
環通水するための２次系が含まれているが、これも簡単
のため図示はしていないが本発明による原子炉の安全装
置の必須機器としてその一部を成すものであることは勿
論である。

次に本実施例の作用について説明する。

まず、給水喪失Ｔｒａｎｓｉｅｎｔが発生したとすると
原子炉水位が低下し、スクラムが行われ、さらに水位が
低下すると原子炉隔離時冷却系４１．高圧炉心スプレィ
系（Ａｌ　５０　、及び高圧炉心スプレィ系（Ｂｌ　４
６がそれぞれの起動水位に応じて自動起動する。これら
３つの注水系の内、２つまでが故障する確率は前述のよ
うに判断基準であるＩ　Ｏ’騎−年を超えてしまうので
設計の対象として考慮する必要がある。このような事象
を想定した場合には。

原子炉が高圧状態にあるため他の低圧の非常用炉心冷却
系はいずれもただちには使用でとないが。

本実施例においては高圧の注水系が３系統あるため、そ
の内の２系統が故障しても残る高圧系１系統により原子
炉の水位を維持することができ、炉心溶融事故に至るこ
とを回避することができる。

また、高圧の注水系でそのまま原子炉の水位を維持でき
るので、運転員は手動で逃がし安全弁を作動させて原子
炉を減圧して低圧の非常用炉心冷却系を機能せしめる必
要がない。次に主蒸気隔離弁閉鎖（ＭＳＴＶ閉）　Ｔｒ
ａｎｓｉｅｎｔが発生した場合を考えると原子炉圧力が
急上昇し、スクラムするとともに逃がし安全弁が自動的
に作動して炉蒸気がサプレッション・プールに移行する
ことによりサプレッション・プール水の温度が徐々に上
昇する。

運転員はサプレッション・プール水温が制御（Ｕ　値に
達する前に遠隔手動により低圧注水系ｆＡｌ　５１　、
　　低圧注水系（Ｂ１４７．及び低圧注水系（０４３を
残留熱除去系のサプレッション・プール冷却モードに切
り替えて原子炉格納容器が過温もしくは過圧破損を防止
しようとする。これら３つの残留熱除去系の内、２つま
でが故障する確率は前述のように判断基準である１０−
７回／炉・年を超えてしまうので設計の対象として考慮
する必要がある。このような事象を想定した場合であっ
ても９本実施例においては残留熱除去系が３系統あるた
め、その内の２系統が故障しても残る１系統によってサ
プレッション・プール水を冷却することができ、炉心溶
融事故に至ることを回避することができる。該残留熱除
去系の１系統の容器は冷却材喪失事故の際に現行の解析
手法に基づいて必要とされる容量の５０％しかないが、
確率論的安全評価の解析では３０％〜５０％容量でも十
分であることが確認されている。これは確率論的安全評
価では原子炉格納容器の健全性の判断基準についてより
現実的な仮定をおいているためである。逆に言えば現行
の冷却材喪失事故の安全解析の際に用いられる原子炉格
納容器の健全性の判断基準は極めて非現実的で厳しすぎ
るものではあるが、冷却材喪失事故の際には前述のよう
に残留熱除去系の単一故障までを考えればよいので２本
実施例においては３つの残留熱除去系の内２系統までが
使用可能となり、２×５０％で１００％の除熱能力を持
つことになり、冷却材喪失事故時の現行の安全解析に対
しても十分に対応が可能である。

上記のような作用を有する本発明の原子炉の安全装置に
より以下の効果が得られる。高圧の注水系として原子炉
隔離時冷却系及び２系統の高圧炉心スプレィ系があり１
合計で３系統あるたメ、給水喪失肯ａｎｓｉｅｎｔ後に
高圧の注水系の２重故障を考えても、運転員による逃が
し弁の手動起動を必要とせず、ＴＱＵＶシーケンスによ
って炉心溶融事故に至る確率を著しく低減することがで
きる。また。

主蒸気隔離弁閉鎖のように主復水器の除熱機能が喪失す
る’ｌ”ｒａｎｓｉｅｎｔが発生した際に残留熱除去系
の２重故障が重畳する事象を考えても残留熱除去系が合
計で３系統あるためＴＷフシ−ンスによって炉心溶融事
故に至る確率を低減することができる。これらの事柄が
もたらす効果を定量的に確率論的安全評価の結果をもっ
て示すと第５図のとおりとなる。第５図において、まず
、ＴＷシーケン与５５が約半分にしか低減しないのは、
残留熱除去系には前述のように２次系が必要であり、こ
の２次系の故障の寄与を大きめに評価しているためで、
実際にはもつと大きな効果があると考えてよい。また、
ＴＱＵＶシーケンスによる寄与は約１／１０以下に低減
してしまうので、ＴＱ［、ＪＶシーケンス及び５ｔａｔ
ｉｏｎ　Ｂｌａｃｋｏｕｔによる寄与の合計５６はＢＷ
　Ｒ１５の場合と比べて約半分に低減する。５ｔａｔ　
ｉｏｎ　Ｂｌａｃｋｏｕｔによる寄与は非常用ディーゼ
ル発電機の数が該実施例ではＢ　Ｗ　Ｒ／　５と同じ３
基なので、ＢＷＲ１５に比べて低減することはない。さ
ら眞第５図ではＴＣシーケンスによる寄与５４は米国Ｎ
Ｒ，Ｃの設計強化策等を採用した場合の結果を示してい
るので、現状ＢＷＲ，１５の場合と比べて太き（低減し
ている。

これらの効果を総合すると現状ＢＷＲ１５と比べて炉心
溶融確率は全体で約１／３にまで低減される効果が得ら
れる。また９本実施例においては、２系統ある高圧炉心
スプレィ系と３系統ある低圧注水系がそれぞれ全く同一
の設計となっているため。

部品の調達や保守点検あるいは修理等において極めて有
利であり、現状のＢＷＩ（１５のように全部で５種類の
系統を管理する場合のような煩雑さが解消される効果も
得られる。これにより部品のつけ間違いや保守点検の際
の操作ミスも低減されて系統の信頼性そのものが向上す
る効果も期待できる。

また１本実施例では残留熱除去系の除熱容量を３系統の
合計で３×５０％＝１５０％としており、従来のＢＷＲ
１５が２系統の合計で２Ｘ］ＯＯ％＝２００％としてい
るのに比べて５０％低減させている。

このことはそのまま残留熱除去系の２次系をもすべて５
０％だけ容量を低減して設計していることを意味してお
り、このことによって大きなコスト・ダウンの効果が得
られる。これは非常用炉心冷却系及び残留熱除去系の全
体のコストの内、残留熱除去系の２次系の占める割合が
最も大きいことによっているものである。尚９本実施案
の変形として残留熱除去系の除熱容量を３Ｘ１００％で
設計することも考えられる。この場合にはコスト・ダウ
ンの効果は得られないが、ヨーロッパの国々の規制要求
となっているＮ−２（単−故障及びメインテナンスによ
り安全装置の２系統が使用不能な状態にあることを想定
することを要求したもの。）に対しても対応のできる設
計となる効果が得られる。また１本実施例では高圧側を
スプレィ系、低圧側を注入系としているが１反対に高圧
側を注入系、低圧側をスプレィ系にするとか、高圧側も
低圧側もすべて注入系にす′る等しても上に述べた効果
は全く同様に得られるものである。

次に本発明の他の実施例を図面に基づいて説明する。第
６図は本発明による原子炉の安全装置の他の実施例を示
す系統の構成図である。該実施例においては、新たに第
４の区分を設けて低圧注水系ｆｌ）ｌ　６　］と該低圧
注水系（Ｄ＋　６１を残留熱除去系としても使うための
熱交換器（Ｄ＋　６２と交流電源としての非常用ディー
ゼル発電機（■）　６３を設置している。残りの第１．
第２．第３の区分は第４図に示した実施例と基本的に同
様である。但し、４系統ある残留熱除去系の除熱容量は
４×１０％と４×５０％の２とおりあるものとする。該
実施例てよれば、第７図に示すとおり、残留熱除去系が
さらＶｃ４系統に増強されたためＴＷフシ−ンスによる
寄与７２はＢＷＲ１５の場合に比べて１／１０以下に低
減する。また、非常用ディーゼル発電機が４基に増強さ
れているため、　５ｔａｔｉｏｎ　Ｂｌａｃｋｏｕｔの
寄与も低減し、ＴＱＵＶ　シーケンスの寄与及び５ｔａ
ｔｉｏｎ　！３１ａｃｋ−ｏｕｔの寄与の合計７１はＢ
ＷＲ１５の場合と比べて著しく低減する。これにより炉
心溶融確率はＢＷＲ１５の場合の１／１０以下になる効
果が得られる。その他の効果は基本的に第４図に示した
実施例と同様であるが、残留熱除去系の２次系を４×３
３％＝１３３％で設計した場合はさらに大きなコスト・
ダウンの効果が得られる。４×３３％設計であっても現
行の単一故障基準のもとでは３×３３％＝１００％の除
熱容量を持っており、現行の冷却材喪失事故の安全解析
に対応できる設計となっている。

４×５０％設計を採用した場合にはコスト・ダウンの効
果は得られないが、ヨーロッパの国々の規制要求になっ
ているＮ−２に対してより安いコストで対応できる効果
が得られる。尚９本実施例においてもスプレィ系と注入
系の選定は任意に行い得るものであり、そのもたらされ
る効果は何ら変わる所はない。

〔発明の効果〕

斯して２本発明による原子炉の安全装置はＢＷＲ＝プラ
ントの各種Ｔｒａｎｓｉｅｎｔ　Ｋ対する対応力を高め
。

炉心溶融１１故の発生確率を著しく低減し、かつ。

コストを低減することができ、ＢＷＲプラントをさらに
高度化することができる。

【図面の簡単な説明】

第１図は従来のＢＷＲプラントにおける通常運転時と事
故時におけるプラントの全体的な動きの概略を示す説明
図、第２図は現行Ｂ　Ｗ　Ｒ／　５の原子炉の安全装置
の系統の概略を示す構成図、第３図は現行Ｂ　Ｗ　Ｉ（
／　５の炉心溶融確率の大きさを寄与別に示した説明図
、第４図は本発明による原子炉の安全装置の系統の概略
を示す構成図、第５図は未発明による原子炉の安全装置
を採用したＢＷＲプラントの炉心溶融確率の大きさを寄
与別に示した説明図、第６図は本発明による他の実施例
の系統の概略を示す構成図、第７図は本発明による他の
実施例を採用したＢＷＲプラントの炉心溶融確率の大ぎ
さを寄与別に示した説明図である。 １・・・・・・原子炉圧力容器、　２・・・・・・核燃
料。 ３・・・・・・主蒸気管、　　　　　４・・・・・・主
タービン。 ５・・・・・・主復水器、　　　　　６・・・・・・給
水ポンプ。 ７・・・・・・給水管、　　　　　８・・・・・・再循
環系配管。 ９・・・・・・再循環系ポンプ、　　１０・・・・・ド
ライウェル。 ２１・・・・・・原子炉隔離時冷却系、２２・・・・・
・タービン。 ２３・・・・・・高圧炉心スプレィ系。 ３１・・・・・低圧炉心スプレィ系。 ２５、２６．２９・・・・・・低圧注入系。

Claims (2)

【特許請求の範囲】
1. （１）第１の区分は低圧非常用炉心冷却系としても使用
   可能な残留熱除去系（２次系を含む）とこれを駆動する
   ための非常用ディーゼル発電機を設置し、第２、第３の
   区分にはそれぞれ高圧非常用炉心冷却系と、低圧非常用
   炉心冷却系としても使用可能な残留熱除去系（２次系を
   含む）とこれらを駆動するための非常用ディーゼル発電
   機を設置し、さらに任意の区分に原子炉隔離時冷却系を
   １基設置したことを特徴とする原子炉の安全装置。
2. （２）第４の区分を追加してこの区分に低圧非常用炉心
   冷却系としても使用可能な残留熱除去系（２次系を含む
   ）とこれを駆動するための非常用ディーゼル発電機を追
   加設置したことを特徴とする特許請求の範囲第１項に記
   載の原子炉の安全装置。