資料 1-4 浜岡原子力発電所４号炉 原子炉冷却材圧力バウンダリについて 平成２７年２月２４日 中 部 電 力 株 式 会 社 第 17 条：原子炉冷却材圧力バウンダリ < 1 2 基本方針 目次 > ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 1.1 要求事項の整理 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 1.2 適合のため設計方針 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 原子炉冷却材圧力バウンダリ ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 2.1 原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲の抽出 ・・・・・・・・・・・ 2.2 誤操作防止処置対象弁の運用及び管理について 2.3 拡大範囲の配管・弁の仕様について 2.4 拡大範囲の配管・弁の強度評価について 2.5 拡大範囲の検査について 2.6 拡大範囲の漏えい検査方法，手順について 2.7 拡大範囲の品質保証上の取扱いについて 1 1 2 3 3 ・・・・・・・・・・ 5 ・・・・・・・・・・・・・・・ 6 ・・・・・・・・・・・・・ 7 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 7 ・・・・・・・・・・・・ 8 ・・・・・・・・・・・・・ 9 添付資料 1 原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲の抽出フロー 添付資料 2 原子炉冷却材圧力バウンダリ概要図 ＜ 概要 ＞ １ において，設計基準事故対処設備の設置許可基準規則，技術基準規則の追加要求 事項を明確化するとともに，それら要求に対する浜岡原子力発電所４号炉における適 合性を示す。 ２ において，設計基準事故対処設備について，追加要求事項に適合するために必要 となる機能を達成するための設備又は運用等について説明する。 1 基本方針 1.1 要求事項の整理 原子炉冷却材圧力バウンダリについて，設置許可基準規則第 17 条並びに技術基準 規則第 27 条及び第 28 条において，追加要求事項を明確化する（第 1.1 表） 第 1.1 表 設置許可基準規則第 17 条並びに技術基準規則第 27 条及び第 28 条 要求事項 設置許可基準規則 第 17 条（原子炉冷却材圧力バウンダリ） 技術基準規則 第 27 条（原子炉冷却材圧力バウンダリ） 第 28 条（原子炉冷却材圧力バウンダリの 隔離装置等） 発電用原子炉施設には，次に掲げる ところにより，原子炉冷却材圧力バウ ンダリを構成する機器（安全施設に属 するものに限る。以下この条において 同じ。）を設けなければならない。 － 一 通常運転時，運転時の異常な過渡 変化時及び設計基準事故時に生ずる 衝撃，炉心の反応度の変化による荷 重の増加その他の原子炉冷却材圧力 バウンダリを構成する機器に加わる 負荷に耐えるものとすること。 原子炉冷却材圧力バウンダリを構成 する機器は，一次冷却系統に係る発電 用原子炉施設の損壊その他の異常に伴 う衝撃，炉心の反応度の変化による荷 重の増加その他の原子炉冷却材圧力バ ウンダリを構成する機器に加わる負荷 に耐えるように施設しなければならな い。 二 原子炉冷却材圧力バウンダリには， 原子炉冷却材の流出を制限するよう， 隔離装置を施設しなければならない。 原子炉冷却材の流出を制限するた め隔離装置を有するものとするこ と。 三 通常運転時，運転時の異常な過渡 変化時及び設計基準事故時に瞬間的 破壊が生じないよう，十分な破壊じ ん性を有するものとすること。 四 原子炉冷却材圧力バウンダリから の原子炉冷却材の漏えいを検出する 装置を有するものとすること。 － ２ - 1 - 発電用原子炉施設には，原子炉冷 却材圧力バウンダリからの原子炉冷 却材の漏えいを検出する装置を施設 しなければならない。 1.2 適合のための設計方針 原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する機器（安全施設に属するものに限る）は， 以下を考慮した設計とする。 ・通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時に生ずる衝撃，炉心 の反応度の変化による荷重の増加その他の原子炉冷却材圧力バウンダリを構成 する機器に加わる負荷に耐える設計とする。 ・原子炉冷却材の流出を制限するために隔離装置を有する設計とする。 ・通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時に瞬間的破壊が生じ ないよう，十分なじん性を有する設計とする。 ・原子炉冷却材圧力バウンダリからの原子炉冷却材の漏えいを検出する装置を有す る設計とする。 - 2 - 2 原子炉冷却材圧力バウンダリ 2.1 原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲の抽出 原子炉冷却設備に接続され，その一部が原子炉冷却材圧力バウンダリを形成する 配管系には，原子炉冷却材圧力バウンダリとならない部分からの異常な漏えいが生 じた場合において，原子炉冷却材の流出を制限するため，その配管系を通じての漏 えい量が，通常運転時の制御棒駆動水圧系／原子炉隔離冷却系ポンプによる補給水 量等を考慮し，許容できる程度に小さいものを除いて，次のとおり隔離弁を設ける。 ａ 通常運転時開及び事故時閉となる弁を有するものは，原子炉側からみて，第２ 隔離弁を含むまでの範囲とする。 ｂ 通常運転時又は事故時に開となる恐れがある通常運転時閉及び事故時閉とな る弁を有するものは，原子炉側からみて，第２隔離弁を含むまでの範囲とする。 ｃ 通常運転時閉及び事故時閉となる弁を有するもののうち，上記ｂ以外のものは， 原子炉側からみて，第１隔離弁を含むまでの範囲とする。 ｄ 通常運転時閉及び原子炉冷却材喪失時開となる弁を有する非常用炉心冷却系 等も上記ａに準ずる。 ここで，「隔離弁」とは，自動隔離弁，逆止弁，通常運転時ロックされた閉止弁 及び遠隔操作閉止弁をいう。また，通常運転時閉，事故時閉となる手動弁のうち施 錠管理を行う弁は，開となる恐れがなく，上記ｂに該当することから，１個の隔離 弁を設ける。 （１）範囲が拡大される可能性のあるものの抽出 設置許可基準規則の解釈第17条第１項に基づき，従来は原子炉側から見て第１ 隔離弁までの範囲としていたものが第２隔離弁を含む範囲に拡大される箇所の 有無について，原子炉冷却材圧力バウンダリ全体を対象に添付資料1のフローに 基づき確認した。 このフローに基づき原子炉冷却材圧力バウンダリに接続される各配管及び弁 を選別した結果を添付資料2に示す。 添付資料2に示す通り，原子炉冷却材圧力バウンダリの範囲が拡大される可能 性があるものとして以下のものを抽出した。 ・余熱除去系原子炉停止時冷却モード吸込ライン（Ａ／Ｂ系） ・余熱除去系原子炉停止時冷却モード戻りライン（Ａ／Ｂ系） ・原子炉再循環系Ａ／Ｂ系ドレンライン ・原子炉圧力容器ドレンライン - 3 - （２）拡大要否の検討 原子炉再循環系Ａ／Ｂ系ドレンライン及び原子炉圧力容器ドレンラインの弁 は，施錠により弁ハンドルの固定を行うことで弁の誤操作防止措置を講じており， 「通常運転時又は事故時において開となる恐れはない」ことから，原子炉冷却材 圧力バウンダリの範囲を拡大する必要がないことを確認した。 一方，余熱除去系原子炉停止時冷却モード吸込ライン及び余熱除去系原子炉停 止時冷却モード戻りラインに設置している隔離弁については，以下の理由から 「開となる恐れ」が否定できない。 ア 余熱除去系原子炉停止時冷却モード吸込ライン 第１隔離弁は，原子炉冷却材圧力が高い場合には開放しないようインターロ ックを設けているが，中央制御室から遠隔操作する電動弁であるため，開とな る恐れがある。 イ 余熱除去系原子炉停止時冷却モード戻りライン 第１隔離弁は逆止弁であり，原子炉冷却材圧力が高い場合には開放すること はないが，原子炉冷却材圧力が低く，余熱除去系ポンプが起動している場合に 開となる恐れがある。 よって，この２ラインについては，第１隔離弁から第２隔離弁を含むまでの範 囲が新たに原子炉冷却材圧力バウンダリとして拡大する必要があることを確認 した。 旧原子炉冷却材圧力 新原子炉冷却材圧力 バウンダリ バウンダリ 原子炉格納容器 溶接部 溶接部 原子炉圧力 容器（ RPV ） クラス１設計 クラス MC クラス１設計 設計 第2.1図 原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大概念図 - 4 - 2.2 誤操作防止処置対象弁の運用及び管理について 弁ハンドルの固定された手動弁（施錠弁）は，チェーンでハンドルを固縛した上 で南京錠を使用し施錠している。施錠弁の鍵の取扱いは社内規程で定めており，当 直副長が管理し，原子炉起動前には当該弁が正常な状態（閉止かつ施錠）にあるこ とを確認している。また，当該弁は，原子炉格納容器内に設置している手動弁であ り，通常運転中は所員用エアロックの施錠等によりアクセスできないため，開操作 することはない。 原子炉再循環系Ａ系ドレン弁 原子炉再循環系Ｂ系ドレン弁 原子炉圧力容器ドレン弁 第2.2図 弁施錠状態 - 5 - 第2.2表 手動弁の施錠管理リスト 隔離弁となる手動弁の種類 通常運転時閉及び事故時閉とな る弁を有するもの(1)（第１隔離 弁まで）(2) 2.3 弁名称 弁番号 原子炉再循環系 Ａ系ドレン弁 4B31-F400AX 原子炉再循環系 Ｂ系ドレン弁 4B31-F400BX 原子炉圧力容器 ドレン弁 4G11-F400X 拡大範囲の配管・弁の仕様について 拡大範囲の配管は，クラスＭＣ容器（原子炉格納容器配管貫通部）として設計を 実施し，プラント建設時に工事計画書の認可を受けるとともに，使用前検査（材料 検査，寸法検査，外観検査，据付検査，強度・漏えい検査）に合格している。 また，拡大範囲の弁は，クラス 1 弁として設計し，プラント建設時に工事計画書 の認可を受けるとともに，クラス 1 弁として使用前検査（材料検査，寸法検査，外 観検査，据付検査，強度・漏えい検査）に合格している。 なお，当該ラインの仕様は第 2.3-1 表～第 2.3-2 表の通り。 第 2.3-1 表 余熱除去系原子炉停止時冷却モード吸込ラインの仕様 最高 使用圧力 [MPa] 最高 使用温度 [℃] 外径 呼び径 [mm] 厚さ [mm] 材料 第１隔離弁の 原子炉側の配管 8.62 302 406.4 26.2 STS42 第１隔離弁 （4E11-F024A,B） 8.62 302 400A － SCPL1 原子炉格納容器 配管貫通部(3) 8.62 302 406.4 26.2 SFVC2B 第２隔離弁 （4E11- F025A,B） 8.62 302 400A － SCPL1 (1) 通常運転時又は事故時において開となる恐れはないもの。 原子炉冷却材圧力バウンダリ図（添付資料 2）の凡例による。 (3) クラスＭＣ容器（原子炉格納容器配管貫通部）として設計しているが，原子炉冷却材圧力バウンダ リと同じ設計条件（最高使用圧力，最高使用温度）としている。 (2) - 6 - 第2.3-2表 第１隔離弁の 原子炉側の配管 第１隔離弁 （4E11-F029A,B） 原子炉格納容器 配管貫通部(4) 第２隔離弁 （4E11-F028A,B） 2.4 余熱除去系原子炉停止時冷却モード戻りラインの仕様 最高 使用圧力 [MPa] 最高 使用温度 [℃] 外径 呼び径 [mm] 厚さ [mm] 材料 10.40 302 355.6 27.8 STS42 10.40 302 350A － SCPL1 10.40 302 355.6 27.8 SFVC2B 10.40 302 350A － SCPL1 拡大範囲の配管・弁の強度評価について 拡大範囲の配管は，クラスＭＣ容器（原子炉格納容器配管貫通部）として設計を 実施し，プラント建設時に工事計画書の認可を受けるとともに，使用前検査（材料 検査，寸法検査，外観検査，据付検査，強度・漏えい検査）に合格している。 また，拡大範囲の弁は，クラス１弁として設計し，建設時に工事計画書の認可を 受けるとともに，クラス１弁として使用前検査（材料検査，寸法検査，外観検査， 据付検査，強度・漏えい検査）に合格している。 なお，拡大範囲は従来より耐震Ｓクラスであり，技術基準上の要求事項に変更は なく，上述の通り，建設時からの設計，評価体系（許容値，計算式）に変更が生じ るものではない。 2.5 拡大範囲の検査について 新たに原子炉冷却材圧力バウンダリとなる配管・弁は，従来クラス２機器として 供用期間中検査（ＩＳＩ）を実施していることから，今後は，クラス１機器として 供用期間中検査に組み込み，検査を行っていく。 クラス２機器からクラス１機器へ組み込まれることに伴う試験方法の変更内容 を第2.5表に示す。 (4) クラスＭＣ容器（原子炉格納容器配管貫通部）として設計しているが，原子炉冷却材圧力バウンダ リと同じ設計条件（最高使用圧力，最高使用温度）としている。 - 7 - 第2.5表 対象機器 余熱除去系 原子炉停止時 冷却モード 吸込ライン 余熱除去系 原子炉停止時 冷却モード 戻りライン 供用期間中検査項目 カ テ ゴ リ 従来 今後 供用期間中検査 供用期間中検査 (定期事業者検査） (定期事業者検査） 方法 程度 弁本体の内表面 （2 台） － 弁のボルト締付け部 （直径 50mm 以下） （2 台） － 原子炉格納容器 配管貫通部 （溶接継手 4 継手） ク ラ ス 2 カ テ ゴ リ 方法 程度 － VT 類似弁 1 台/10 年 － VT 類似弁 1 台/10 年 UT 25%/10 年 ク ラ ス 1 UT + PT 7.5%/10 年 支持構造物 （2 箇所） VT 7.5%/10 年 VT 25%/10 年 漏えい試験 （１式） VT 100%/10 年 VT 100%/1 定検 弁本体の内表面 （2 台） － － VT 類似弁 1 台/10 年 弁のボルト締付け部 （直径 50mm 超） （2 台） UT 類似弁 1 台/10 年 UT + VT 類似弁 1 台/10 年 UT 25%/10 年 原子炉格納容器 配管貫通部 （溶接継手 4 箇所） ク ラ ス 2 ク ラ ス 1 UT + PT 7.5%/10 年 支持構造物 （2 箇所） VT 7.5%/10 年 VT 25%/10 年 漏えい試験 （１式） VT 100%/10 年 VT 100%/1 定検 UT：超音波探傷試験，PT：浸透探傷試験，VT：目視試験（漏えい試験含む） 2.6 拡大範囲の漏えい検査方法，手順について 拡大範囲の漏えい検査の方法及び手順は， 「日本機械学会 発電用原子力設備規格 維持規格（2008 年版）JSME S NA1-2008」に基づき実施するが，定期事業者検査時 におけるクラス１機器漏えい検査（RPV L/T）の圧力保持範囲は，原子炉起動に要 求される弁の開閉状態ではなく，拡大範囲を含めた範囲（第１隔離弁「開」）を漏 えい確認箇所の対象とする。 - 8 - なお，拡大範囲はプラント建設時の使用前検査において，クラス１機器と同様に 耐圧・漏えい検査を実施しており，供用開始後においては，クラス２供用期間中検 査を実施している。 従来 第 2.6 図 2.7 原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大概念図 拡大範囲の品質保証上の取扱いについて 拡大範囲の配管は，クラスＭＣ容器（原子炉格納容器配管貫通部）として設計を 実施し，プラント建設時に工事計画書の認可を受けるとともに，使用前検査（材料 検査，寸法検査，外観検査，据付検査，強度・漏えい検査）に合格している。 また，拡大範囲の弁は，クラス 1 弁として設計し，プラント建設時に工事計画書 の認可を受けるとともに，クラス 1 弁として使用前検査（材料検査，寸法検査，外 観検査，据付検査，強度・漏えい検査）に合格している。 従って，拡大範囲における品質保証上の取扱いは，従来の原子炉冷却材圧力バウ ンダリと同一である。 ただし，供用期間中検査については，2.5 項の記載の通り，従来クラス２機器と して検査を実施していたことから，今後は，クラス１機器として供用期間中検査に 組み込み，検査を行っていく。 拡大範囲の配管・弁は，原子炉から発生する崩壊熱を除去する系統であることか ら，これまでも社内規程において最重要クラスの保守管理を行っている。（最重要 クラスの保守管理を行う設備の例：原子炉冷却材圧力バウンダリ構成機器，非常用 炉心冷却系統機器他） なお，最重要クラスの保全活動においては調達先の品質保証計画書の審査，品質 監査等を行い，検査項目，立会程度等を適切に定め品質管理を行っている。 - 9 - 原子炉冷却材系に接続する配管 YES 隔離弁を設けない配管（1） （1） ＜設置許可基準規則の解釈第 17 条第３項に基づき除外される範囲＞ ・原子炉の安全上重要な計測又はサンプリング等を行う配管であって， その配管を通じての漏えいが十分許容される程度に少ないもの（小口 径配管の採用または配管取出し部へのノズル設置により漏えい量が小 さくなるよう設計されたもの） ・過圧防護の機能を持つ安全弁を設置するためのもの No イ 二 添付 1-1 ロ 通常時開及び事故時閉となる弁を有する配管 通常時閉及び原子炉冷却材喪失時開となる弁 を有する非常用炉心冷却系等 YES ・余熱除去系原子炉停止時冷却モード吸込ライン（Ａ／Ｂ系） ・余熱除去系原子炉停止時冷却モード戻りライン（Ａ／Ｂ系） No ・原子炉再循環系Ａ／Ｂ系ドレンライン ・原子炉圧力容器ドレンライン （2） 弁の誤操作防止措置を講じている場合は， 「恐れがある」には該当しないとする。 （弁ハンドルの施錠管理） 通常時又は事故時に開となる「恐れがある」(2) 通常時閉及び事故時閉となる弁を有する配管 No YES ⅲ 第１隔離弁までを含む範囲 ・余熱除去系原子炉停止時冷却モード吸込ライン（Ａ／Ｂ系） ・余熱除去系原子炉停止時冷却モード戻りライン（Ａ／Ｂ系） ・原子炉再循環系Ａ／Ｂ系ドレンライン ・原子炉圧力容器ドレンライン 拡大範囲 ⅰ 第２隔離弁までを 含む範囲 従来の範囲から変更なし 本フロー図に記載のイ，ロ，ニは，それぞれ「設置許可基準規則の解釈」における第 17 条第１項第３号 接続配管のイ，ロ，ニに該当する。 原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲の抽出フロー ⅳ 隔離弁を設け ない 添付資料 1 ⅱ 第２隔離弁を含むまでの範囲 ≪原子炉冷却材圧力バウンダリの範囲≫ ： 従来範囲 ： 拡大範囲 ： 範囲外 原子炉格納容器 NO AO 原子炉隔離冷却系 ヘッドスプレイライン 主蒸気ドレンライン MO MO MO MO 原子炉圧力容器 ベントライン 原子炉隔離冷却系 NO サンプヘ AO 給水系 (A)(B) MO NO MO NO 低圧炉心 スプレイ系 計装配管 (代表例) 添付 2-1 余熱除去系原子炉停止時 冷却モード 吸込ライン(A) 余熱除去系原子炉停止時 冷却モード 吸込ライン(B) AO NO 20A MO MO MO MO MO 原子炉圧力容器 高圧炉心 スプレイ系 MO 主蒸気系 (A)(B)(C)(D) MO 主複水器 NO MO NO 注入口：φ8×8 MO MO 余熱除去系原子炉停止時 冷却モード 戻りライン(A) 余熱除去系原子炉停止時 冷却モード 戻りライン(B) CRD ハウジング NO 50A MO 原子炉冷却材浄化系 MO サンプヘ NO PLR ポンプ A AO 試料採取系 MO MO 50A サンプヘ PLR ポンプ B MO MO 50A サンプヘ 原子炉冷却材圧力バウンダリ概要図 添付資料 2 通常運転時開及び事故時開となる弁 通常運転時閉及び原子炉冷却材喪失時開となる 弁を有する非常用炉心冷却系等 ⅱ 通常運転時又は事故時に開となる恐れがある 通常運転時閉及び事故時閉となる弁 （第２隔離弁） ⅲ 通常運転時閉及び事故時閉となる弁を有する もののうち，ⅱ以外のもの （第１隔離弁） ⅳ 「隔離弁」としなくてよいもの（原子炉の安全 上重要な計装又はサンプリング等を行う配管で あって，その配管を通じての漏えいが十分許容 される程度に少ないもの，過圧防護の機能を持 つ安全弁を設置するためもの 余熱除去系 (A)(B)(C) 水圧制御ユニット NO ほう酸水注入系 ⅰ MO MO NO ICM MO AO
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