日本電気協会

原子力規格委員会

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JEAC4211-2013
取替炉心の安全性評価規程

概 要

 原子炉設置者が原子力発電所の保安規定に定める取替炉心の安全性に係る評価の品質向上に資するため,解析方法や安全審査等の最新の知見を踏まえて,各評価項目について評価方法を規定している。

目 次

第1章 規程の目的,適用範囲
1.1 規程の目的
1.2 適用範囲
1.3 関連法規等
1.4 用語の定義

第2章 基 本 事 項
2.1 沸騰水型原子力発電所(BWR)の取替炉心の安全性評価方法
2.1.1 反応度停止余裕
2.1.2 最大線出力密度又は最高断面平均線出力密度比
2.1.3 最小限界出力比
2.1.4 燃料集合体最高燃焼度
2.1.5 燃料の設計出力履歴
2.1.6 制御棒価値
2.1.7 スクラム反応度曲線
2.1.8 核熱水力安定性(チャンネル水力学的安定性,炉心安定性及び領域安定性)
2.1.9 ほう酸水注入時の実効増倍率
2.2 加圧水型原子力発電所(PWR)の取替炉心の安全性評価方法
2.2.1 反応度停止余裕
2.2.2 最大線出力密度
2.2.3 燃料集合体最高燃焼度
2.2.4 水平方向ピーキング係数
2.2.5 減速材温度係数
2.2.6 最大反応度添加率
2.2.7 制御棒クラスタ落下時の価値及び核的エンタルピ上昇熱水路係数
2.2.8 制御棒クラスタ飛び出し時の価値及び熱流束熱水路係数
2.2.9 出力運転時ほう素濃度
2.2.10 燃料棒最高燃焼度
2.2.11 燃料取替用水タンク(ピット)のほう素濃度

附属書A(参考) 取替炉心の安全性評価項目の選定経緯
附属書B(参考) BWRにおける制御棒の最大反応度価値の評価

巻頭言

 軽水型原子力発電所の炉心は,新燃料集合体のみで構成する最初の炉心(初装荷炉心)と,初装荷炉心を運転した後の炉心であり,炉心の一部の燃料集合体を新しい燃料集合体に取替える等炉心の燃料配置を変更した取替炉心がある。原子炉設置者が行なう取替炉心の設計においては,軽水型原子力発電所の設置(変更)許可申請の審査において,プラント全体の寿命をとおして安全性等を評価した際に設定した制限値等を満足することを確認する必要がある。
 本規程は,沸騰水型原子力発電所(BWR)及び加圧水型原子力発電所(PWR)の取替炉心の設計における取替炉心の安全性等の評価項目の評価方法を規定している。
 本規程と関連する文書としては,評価対象項目等について検討した「取替炉心検討会報告書」(昭和52年5月20日,原子炉安全専門審査会)がある。また,各評価項目についての判断根拠,解析手法等については,「『取替炉心毎の安全性確認』について 答申書」(昭和58年11月,火力原子力発電技術協会)がある。
 これらの文書が発行されてから長期間を経過しており,改良型沸騰水型原子力発電所(ABWR)の採用,PWRにおける3次元炉心体系計算の採用,新たな知見に基づく評価対象項目の追加など技術的な進展があった。
 また,「保全プログラムを基礎とする検査の導入について(新検査制度)」(平成20年8月,原子力安全保安院)の実施に伴い,設置(変更)許可申請の際に審査された基本設計等を変更しない範囲において原子炉の運転期間を延長する場合に必要となる保安規定の審査のため指標をまとめた「「原子炉運転期間の設定の妥当性確認に関する評価の基本的考え方について」(総合資源エネルギー調査会原子力安全・保安部会原子炉安全小委員会安全評価ワーキンググループ(長期サイクル炉心評価),平成21年10月26日)が報告され,運転期間を延長する際に取替炉心毎に確認する項目が示されている。取替炉心の評価項目については,各発電所ごとにまた運転期間の設定ごとに変わりうるものであるが,本規程は利用の利便性を考慮し評価項目を広く設定している。
 各発電所の保安規定においては,燃料装荷(取替)実施計画策定時等に原子炉設置者が取替炉心の安全性等の評価を実施する旨規定している。この安全性等の評価において本規程が活用され,原子力発電所の安全性と信頼性の確保に寄与することを期待する。

平成25年3月

原子力規格委員会
原子燃料分科会
分科会長 寺井隆幸

改定履歴
制  定
平成25年3月19日
正誤表
公衆審査
JEAC4211-2013
期間:平成24年12月7日
   〜平成25年2月6日
結果:資料請求者1名
質疑・意見対応
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