炉心熱設計検討報告書（追補）

　Ⅰ　検討目的

　本検討会は、審査会の指示に基づき、すでに設置が許可されているGE型の沸騰水型原子炉13基（第３表に示す。）の炉心熱設計とこれに基づく熱的運転制限値の決定に際して、GETABの考え方が前述の留意事項を遵守しつつ適切に適用されているかの判断に資するため包括的検討を行った。

　Ⅱ　検討項目

　本検討会は、上記の検討に基づき、下記の項目についてより詳細に検討を行った。

　燃料棒の99.9％以上が沸騰遷移を起さないMCPR限界値を定めるために、GEXL相関式のみならず、種々のプラント・パラメータの統計的変動も考慮してモンテカルロ計算が行われる。この場合、重要なのは、この計算に使用される出力分布と、各プロセス量の統計的変動幅（標準偏差σ）の取り方である。

　出力分布については、炉心寿命中に発現する確率が極めて低く、かつ熱的余裕が少くなる分布を想定してこれを入力値としている。従って、これによって得られたMCPR限界値は、全炉心寿命期間にわたって、99.9％以上の燃料が沸騰遷移を起さない確率が極めて高いことを保証すると考えられる。

　標準偏差値に関しては、GE社の経験に基づく推奨値が一般に用いられている。このうち、計測器の誤差によるものについては、既設のプラントに適用する場合に、統計の標本の取り方が相違している恐れもないではないが、これらの標準偏差値の感度解析の結果、MCPR限界値への影響は大きくないことが示されているので、当面、GEの推奨値を用いて限界値を定めて差支えないと判断する。

　しかしながら、この様な計器誤差等が、運転の制限条件を定める因子の一つとなっていることにかんがみ、GETABが適用されたプラントにあっては、計器等の詳細仕様とその使用状況の確認等に注意する必要がある。

　MCPR限界値への燃料タイプおよび炉心格子構造の影響は、燃料集合体内の局所出力ピーキングの程度を表わすＲ因子を通してあらわれる。一般的に燃料集合体内の局所出力分布が平担な燃料タイプの場合には、Ｒ因子分布（Ｒ因子の累積度数分布）も平担であるが、そのような燃料タイプを用いた炉心では、同一のMCPR値に対して、沸騰遷移確率へ寄与する燃料棒本数が多くなる。逆に言うと、前述の99.9％の基準に対応するMCPR限界値は高くなる。

(1)1.05、(2)1.06、(3)1.07となるが、(1)についても1.06を採用することとし、各プラントのMCPR限界値は第１表のようにまとめられる。

　前述のMCPR限界値が、運転中に予想される異常な過渡変化時（以下、過渡変化時と略記する。）にも守られるように、各過渡変化時のMCPRの変化（ΔMCPR）を計算し、これを限界値に加えたものを運転制限値とする。ΔMCPRの計算に当って、影響の大きい事項には、次のものがある。これらは、解析条件を選定する場合に特に留意すべきものである。

　熱的運転制限値決定のために各原子炉毎に解析すべき過渡変化は、原子炉施設の再循環系、給水系、主蒸気系、制御棒系等の系統ごとに分析し、炉心の熱的条件がそれぞれの系統の事象毎に最も厳しくなるものが含まれている必要がある。本検討会は、従来から添付書類10において取り上げられている過渡変化項目（一部について解析条件をやや詳細化したものもある。）について、GETABの適用方法とその結果について検討し、各系統毎に最も厳しくなる過渡変化を確認することとした。

　ΔMCPRを求めるための過渡変化解析には、GE社の開発したREDYコードが主として用いられている。

　解析に当って特に留意すべき事項については、前述した通りであるが、これらについては、電力各社の提案では下記のように選定されている。すなわち、燃料集合体タイプ、バイパス容量、サーマルパワモニタについては、各原子炉の設計と燃料装荷状況とから直ちに決定されるものである。ボイド係数については、炉型、燃料タイプによって変化するのみならず、燃焼の進行によっても変化する。これについては、炉心寿命を通じての変域を考え、過渡変化の性質に応じて余裕のある値を選定すれば良いであろう。スクラム特性に関しても、基本的にはボイド係数と同様なのであるが、特にBWR－4,5型については、「早期炉心用スクラム曲線」と「平衡炉心末期用スクラム曲線」の２通りのスクラム特性を用いて解析を行うことが電力各社より提案された。このうち「早期炉心用スクラム曲線」は、第１サイクルより第３サイクル末期までの期間及び第４サイクル以降の各サイクルについてサイクル初期より、サイクル末期からさかのぼって炉心平均燃焼度で1,000MWd／ｔ手前までの期間に適用され、「平衡炉心末期用スクラム曲線」はそれ以外の期間に適用されるものである。なお、ここでいうサイクル末期とは、そのサイクルにおいて、制御棒を全引抜きしても、反応度の観点から定格出力が達成できなくなる時点である。

　本検討会は、このスクラム特性の考え方の説明を聴取し、この提案に従った解析結果を検討した。提案されたスクラム曲線を使用すれば「平衡炉心末期」はスクラム特性が劣化することになる。これによって最も大きな影響を受けるのは、タービン・トリップ、負荷遮断等の主蒸気系に起因する過渡変化でバイパス弁が不動作の場合である。これに対して、当該炉型については、遅くとも第４サイクル開始時までに、上記過渡変化時に再循環ポンプをトリップして出力上昇を軽減するための「再循環ポンプトリップ系」を設置する旨の説明がなされたので、「平衡炉心末期」についてはこの系が設置されているものとして行った解析を検討の対象とした。

　以上の前提に従い、解析された結果について検討を行った。検討の対象としては、主としてBWR－４についてのものを取り上げ、他の型については、BWR－４との相違点に着目して検討を行った。

　検討結果は下記の通りである。

　各沸騰水型原子炉にGETABを適用する場合には、その炉の通常運転時及び過渡変化時において、GETABの基礎となるGEXL相関式の適用範囲の中に主要なパラメータが含まれることを確認しなければならない。GEXL相関式で検討上特に着目すべきパラメータは、炉心圧力、流量及び入口サブクーリングであると考えられる。本検討会では、提案されている過渡変化の各項目について、MCPRの最小値が生ずる時点ないしその近傍において、上記プロセス量を検討し、これが適用範囲にあることを確めた。

　検討の対象とされた過渡変化を、次のように分類し、それぞれについて最も大きいΔMCPRを生ずる事象を各炉型ごとに選定した。

　この場合には、再循環ループ２ループを有するBWR－３～５型では、「再循環ポンプ１台軸固着」が、再循環ループ３ループを有するBWR－２型では、「再循環ポンプ全数電源喪失」が熱的に最も厳しい過渡変化である。

　この場合には、すべての炉型について「給水加熱喪失（再循環制御器手動モード）」が熱的に最も厳しい過渡変化である。

　この場合には、タービントリップ（バイパス弁不動作）または、発電機負荷遮断（バイパス弁不動作）といった主蒸気の急速遮断現象が熱的に最も厳しい過渡変化となる。

　全容量の主蒸気バイパス系を備えているBWR－３型では発電機負荷遮断（バイパス弁不動作）時に、スクラム作動時間に遅れをもたせているため、この過渡変化が厳しく、BWR－2,4型では発電機負荷遮断時に比べ主蒸気遮断速度^※の速いタービントリップ（バイパス弁不動作）時の方が熱的に厳しい過渡変化である。一方110万KWe級のBWR－５型の場合には、タービンが大型化されており加減弁閉止速度を速くしていることを考慮し、解析上保守的に加減弁は主止め弁より速く閉止すると仮定してある。このため発電機負荷遮断（バイパス弁不動作）の方が熱的に厳しい過渡変化である。

　この場合には、すべての炉型について「出力運転中の制御棒引抜き」が熱的に最も厳しい過渡変化である。

　以上のことをまとめると第２表のようになる。

　なお、BWR－4,5型における「平衡炉心末期」のスクラム特性の劣化については、その影響の最も大きい主蒸気系に起因する事象を検討すれば十分であると考えられる。また、低出力状態からの過渡変化には、大きなΔMCPRを生ずるものがあるが、これらは元来初期MCPRが大きいので、たとえΔMCPRは大きくともMCPR限界値に対しては十分な余裕がある。

注※　主蒸気遮断速度は、タービントリップ時には主止め弁閉止速度により、発電機負荷遮断時には加減弁閉止速度により定まる。

　Ⅲ　結論

　上記検討結果にかんがみ、すでに設置が許可されているGE型の沸騰水型原子炉13基に対しては、2.1及び2.2に述べた条件が守られることを前提として第３表に示すMCPRを熱的運転制限値とすることは妥当と認める。

　Ⅳ　検討経緯

　原子炉安全専門審査会は、昭和51年10月18日の第152回原子炉安全専門審査会において、次のメンバーからなる炉心熱設計検討会に対して、すでに設置が許可されているGE型の沸騰水型原子炉13基の炉心熱設計手法適用等の検討を指示した。

　炉心熱設計検討会は、東芝、日立の各原子炉製作会社、ならびに東北、東京、中部、中国、日本原子力発電の各電力会社の提出資料をもとに意見聴取を行って検討した結果、本報告書を作成した。

　Ⅴ　参考文献

第１表　MCPR限界値

第２表　熱的運転制限値決定のために解析すべき過渡変化

第３表　MCPR限界値および通常運転時の制限値