昭和48年11月5日
原子炉安全専門審査会 |
原子力委員会
委員長 前田佳都男殿 |
原子炉安全専門審査会
会長 内田 秀雄
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当審査会は、昭和48年7月17日付け48原委第265号(昭和48年11月1日付け48原委第694号をもって一部訂正)をもって審査の結果を求められた標記の件について、結論を得たので報告します。 |
Ⅰ 審査結果
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関西電力株式会社高浜発電所の原子炉の設置変更(1号および2号原子炉施設の変更)に関し、同社が提出した「高浜発電所原子炉設置変更許可申請書」(昭和48年6月25日付け申請および昭和48年10月31日付け一部訂正)に基づき審査した結果、本原子炉の設置変更に係る安全性は、十分確保し得るものと認める。
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Ⅱ 変更の内容
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1 初装荷炉心の実効余剰増倍率を、0.22⊿k以下 (バーナブルポイズンそう入時)に変更する。
(従来は0.20⊿k以下)
2 初装荷炉心初期における出力運転時のほう素濃度を約1,100ppmに変更する。
(従来は、約1,200ppm)
3 バーナブルボイズン棒の個数を896本に変更する。
(従来は、約816本)
4 反応度制御機力(最大反応度効果を有する制御棒クラスタ1本そう人不能時、ほう素濃度調整を含む)を初装荷炉心で約0.23△K以上に変更する。
(従来は、約0.21△以上)
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Ⅲ 審査内容
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本変更は、燃料焼きしまりの影響を低減させるため、使用する燃料の密度を従来の理論密度の93%から95%に増加することに伴うものである。
1 核的制限値および制御設備の変更について
1-1 実効余剰増倍率の増加
燃料密度の増加に伴う余剰増倍率の増加分はバーナブル・ポイズン棒の増加によって大部分が補償される。さらに制御棒配置の変更による制御棒価値の増加によっても補償される。
実効余剰増倍率が最大となるのは炉心が初装荷炉心で低温零出力時である。
このときの計算値は実効余剰増倍率0.22⊿k以下に対し制御能力0.23⊿k以上(ほう素により0.16⊿k以上、最大価値を有するもの1つを無視した制御棒によるもの0.07⊿k以上)であり制御能力が実効余剰増倍率を上回っているので問題ない。
計算結果の信頼性に関しては、美浜1、2号炉における制御棒価値について計算値と実測値の比較を行ない、十分であると判断した。
1-2 出力運転時のほう素濃度の低減
出力運転時におけるほう素濃度の低減により反応度制御量はやや低下するがこれはバーナブルポイズン棒の増加により補償される。また出力運転時におけるほう素濃度の低減は負の減速材温度係数の絶対値を大きくすることになるので問題はない。
1-3 バーナブルポイズン棒の増加
バーナブルポイズン棒の増加は12本クラスタのもの20組を16本クラスタのバーナブルポイズンとすることによって行なわれる。これは、燃料密度の上昇にともなう反応度増加分の補償のほか、出力分布の平担化も目的としている。
本変更によりバーナブルポイズンによる実効増倍率の減少は0.07⊿kから0.08⊿kになり、炉心半径方向のピーキングファクターは1.41から1.31に低下するので問題はない。
2 燃料の健全性について
燃料密度を増加することによるスウェリングの影響を検討した。
理論密度の95%燃料がスウェリングにより被覆管に生じさせる歪を検討した結果設計基準の1%を十分に下廻っている。
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3 各種事故の検討
燃料の設計変更によって反応度係数が異なってきたため従来行なわれていた各種事故の解析を再検討したがいずれの場合でも対策は十分であり本原子炉は、十分安全性を確保し得るものであると認める。
4 非常用炉心冷却設備の性能評価について
本原子炉施設の冷却材喪失事故時の非常用炉心冷却設備による炉心冷却効果について、昭和47年10月11日に原子炉安全専門審査会で決定した「軽水型動力炉の非常用炉心冷却設備(ECCS)の安全評価指針」に従って検討した。
この結果によれば最高線出力密度を45.9KW/m (15.1KW/ft)にすれば冷却材喪失事故時の燃料被覆材の最高温度、金属水反応の割合、燃料被覆材の酸化の程度は前記ECCS評価指針に示される基準を満足しており、災害評価の前提条件は変らないと判断される。
5 燃料の焼きしまりについて
燃料の焼きしまりが原子炉に与える影響について米国原子力委員会が承認している計算式(Tech-nical
Report on Densification of Light Water Reactor Fuels. Nov.14.1972.U.S. AEC.)に準拠した解析結果を参考とした。この結果によれば炉心初期において中性子束の平担化等の運転条件の制限を行なうことにより最高線出力密度を全出力時に49.5KW/m(15.1KW/ft)に押えることが可能である。
なお、本原子炉施設の出力運転開始前に運転条件の制限方法について確認することになっている。
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Ⅳ 審査経過
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本審査会は、昭和48年7月18日の第116回原子炉安全専門審査会において次の委員よりなる第102部会を設置した。
都申 泰正 (部会長) |
東京大学 |
武谷 清昭 |
日本原子力研究所 |
西脇 一郎 |
宇都宮大学 |
森島 淳好 |
日本原子力研究所 |
同部会は通商産業省原子力発電技術顧問会と合同で審査を行なうこととし、以後部会、非常用炉心冷却設備に関する検討会および審査会において検討を行なってきたが、昭和48年11月5日の第119回原子炉安全専門審査会において本報告書を決定した。
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