東海第二発電所

燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設について

本資料のうち，は商業機密又は核物質防護上の観点から公開できません。

第 16 条：燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設

目

1.

2.

3.

次

基本方針
1.1

要求事項の整理

1.2

追加要求事項及び評価条件変更に対する適合性(1)

位置，構造及び設備(2)

安全設計方針

(3)

適合性説明

1.3

気象等

1.4

設備等(手順等含む)

追加要求事項に対する適合方針
2.1

使用済燃料プールへの重量物落下について

2.2

使用済燃料を監視する機能の確保について

2.3

使用済燃料プールの冷却能力について

別添資料
別添資料 1

使用済燃料プールへの重量物落下について

別添資料 2

使用済燃料プール監視設備について別添資料 3

運用，手順説明資料

別添資料 4

使用済燃料プールへの重量物落下に係る対象重量物の現場確認について

燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設

＜概

要＞

1.において，設計基準対象施設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東海第二発電所における適合性を示す。

2.において，設計基準対象施設について，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。

3.において，追加要求事項に適合するための運用，手順等を抽出し，必要となる対策等を整理する。

4.において，設計にあたって実施する各評価に必要な入力条件等の設定を行う
ため，設備等の設置状況を現場にて確認した内容について整理する。

16 条 1

1.

基本方針

1.1

要求事項の整理設置許可基準規則第 16 条並びに技術基準規則第 26 条，第 34 条及び第 47

条を第 1 表に示す。また，第 1.1-1 表において，新規制基準に伴う追加要求
事項を明確化する。

第 1.1-1 表

設置許可基準規則第 16 条及び技術基準規則第 26 条，第 34 条及び第 47 条要求事項

設置許可基準規則

技術基準規則第 16 条

第 26 条備考（燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設） （燃料取扱設備及び燃料貯蔵設備）
発電用原子炉施設には，次に掲げる

通常運転時に使用する燃料体又は使 変更なし

ところにより，通常運転時に使用する用済燃料（以下この条において「燃料燃料体又は使用済燃料（以下この条に体等」という。）を取り扱う設備は，

おいて「燃料体等」という。）の取扱次に定めるところにより施設しなけれ施設（安全施設に係るものに限る。）

ばならない。

を設けなければならない。
一

燃料体等を取り扱う能力を有一するものであること。

するものとすること。
二

燃料体等が臨界に達するおそ

二

崩壊熱により燃料体等が溶融

燃料体等が臨界に達するおそれがない構造であること。

れがないものとすること。
三

燃料体等を取り扱う能力を有三

崩壊熱により燃料体等が溶融しないものであること。

しないものとすること。
四取 扱 中 に 燃 料 体 等 が 破 損 し な 変更なし
いこと。

−

五

燃料体等を封入する容器は，取扱中における衝撃，熱その他の容器に加わる負荷に耐え，かつ，容易に破損しないものであること。

16 条 2

1

四

使用済燃料からの放射線に対

六前号の容器は，内部に燃料体等 変更なし

して適切な遮蔽能力を有するもを入れた場合に，放射線障害を防のとすること。

止するため，その表面の線量当量率及びその表面から一メートルの距離における線量当量率がそ
れぞれ原子力規制委員会の定める線量当量率を超えないように遮蔽できるものであること。ただし，管理区域内においてのみ使用されるものについては，この限りでない。

五燃料体等の取扱中における燃七

燃 料 体 等 の 取 扱 中 に 燃 料 体 等 変更なし

料体等の落下を防止できるものを取り扱うための動力源がなくとすること。

なった場合に，燃料体等を保持する構造を有する機器を設けることにより燃料体等の落下を防止できること。

２

発電用原子炉施設には，次に掲げ

２

燃料体等を貯蔵する設備は，次に 変更なし

るところにより，燃料体等の貯蔵施定めるところにより施設しなければ設（安全施設に属するものに限る。

ならない。

以下この項において同じ。）を設けなければならない。
一

燃料体等の貯蔵施設は，次に掲げるものであること。
イ

燃料体等の落下により燃料

五

燃料体等の落下により燃料体体等が破損して放射性物質の等が破損して放射性物質が放出

放出により公衆に放射線障害

されることに伴い公衆に放射線を及ぼすおそれがある場合に障害を及ぼすおそれがある場合，

おいて，放射性物質の放出によ

放射性物質による敷地外への影る公衆への影響を低減するた響を低減するため，燃料貯蔵設備

め，燃料貯蔵設備を格納するもの格納施設及び放射性物質の放16 条 32

ロ

ハの及び放射性物質の放出を低出を低減する発電用原子炉施設

減するものとすること。

を施設すること。

燃料体等を必要に応じて貯三蔵することができる容量を有することができる容量を有する

するものとすること。

ものであること。

燃料体等が臨界に達するお一

使用済燃料の貯蔵施設（使用済燃燃料体等が臨界に達するおそれがない構造であること。

それがないものとすること。
二燃料体等を必要に応じて貯蔵使 用 済 燃 料 そ の 他 高 放 射 性 の 変更なし

四料を工場等内に貯蔵する乾式キャ燃料体を貯蔵する水槽（以下「使スク（以下「キャスク」という。）

用済燃料貯蔵槽」という。）は，を除く。）にあっては，前号に掲げ次に定めるところによること。

るもののほか，次に掲げるものであ
ること。
イ

ロ

ロ

使用済燃料からの放射線に使用済燃料その他高放射性対して適切な遮蔽能力を有すの燃料体の放射線を遮蔽するるものとすること。

ために必要な量の水があること。

貯蔵された使用済燃料が崩壊熱により溶融しないものであって，最終ヒートシンクへ熱二

崩壊熱により燃料体等が溶融しないものであること。

を輸送できる設備及びその浄化系を有するものとすること。
ハ

使用済燃料貯蔵槽（安全施設に属するものに限る。以下このイ

放射性物質を含む水があふ

項及び次項において同じ。）か

れ，又は漏れない構造であるこら放射性物質を含む水があふと。

れ，又は漏れないものであって，使用済燃料貯蔵槽から水が漏えいした場合において水の漏えいを検知することができるものとすること。

16 条 43

ハ

使用済燃料その他高放射性の燃料体の被覆が著しく腐食するおそれがある場合は，これを防止すること。

ニ

ニ

燃料体等の取扱中に想定さ燃 料 体 等 の 取 扱 中 に 想 定 さ 追加要求事項

れる燃料体等の落下時及び重れる燃料体等の落下時及び重量物の落下時においてもその量物の落下時においてもその機能が損なわれないものとす

機能が損なわれないこと。

ること。
七

−

取扱者以外の者がみだりに立ち入らないようにすること。

３

発電用原子炉施設には，次に掲げ

発電用原子炉施設には，次に掲げる 追加要求事項

るところにより，使用済燃料貯蔵槽

事項を計測する装置を施設しなければの水位及び水温並びに燃料取扱場所ならない。ただし，直接計測することの放射線量を測定できる設備を設けが困難な場合は，当該事項を間接的になければならない。

測定する装置を施設することをもって，これに代えることができる。

一

使用済燃料貯蔵槽の水位及び十四

使用済燃料その他高放射性

水温並びに燃料取扱場所の放射の燃料体を貯蔵する水槽の水温

線量の異常を検知し，それを原子及び水位炉制御室に伝え，又は異常が生じた水位及び水温を自動的に制御し，並びに放射線量を自動的に抑制することができるものとする
こと。
二

３

第一項第十二号から第十四号まで

外部電源が利用できない場合に掲げる事項を計測する装置（第一においても温度，水位その他の発項第十二号に掲げる事項を計測する

電用原子炉施設の状態を示す事

装置にあっては，燃料取扱設備及び項（以下「パラメータ」という。）

燃料貯蔵設備に属するものに限る。）

を監視することができるものとにあっては，外部電源が喪失した場

16 条 5

4

すること。

合においてもこれらの事項を計測することができるものでなければならない。
４

第一項第一号及び第三号から第十 追加要求事項
五号までに掲げる事項を計測する装置にあっては，計測結果を表示し，記録し，及びこれを保存することができるものでなければならない。ただし，設計基準事故時の放射性物質の濃度及び線量当量率を計測する主要な装置以外の装置であって，断続的に試料の分析を行う装置について
は，運転員その他の従事者が測定結果を記録し，及びこれを保存し，その記録を確認することをもって，これに代えることができる。

（再掲）
３

２

発電用原子炉施設には，使用済燃 追加要求事項

発電用原子炉施設には，次に掲げ

料貯蔵槽の水温の著しい上昇又は使るところにより，使用済燃料貯蔵槽

用済燃料貯蔵槽の水位の著しい低下の水位及び水温並びに燃料取扱場所を確実に検知し，自動的に警報するの放射線量を測定できる設備を設け装置を施設しなければならない。たなければならない。

だし，発電用原子炉施設が，使用済

一

使用済燃料貯蔵槽の水位及び燃料貯蔵槽の水温の著しい上昇又は水温並びに燃料取扱場所の放射

使用済燃料貯蔵槽の水位の著しい低線量の異常を検知し，それを原子下に自動的に対処する機能を有して炉制御室に伝え，又は異常が生じいる場合は，この限りでない。

た水位及び水温を自動的に制御し，並びに放射線量を自動的に抑制することができるものとすること。
４

キャスクを設ける場合には，その２

燃料体等を貯蔵する設備は，次に 変更なし

16 条 6

5

キャスクは，第二項第一号に定める定めるところにより施設しなければもののほか，次に掲げるものでなけならない。

ればならない。
一

二

使用済燃料からの放射線に対六

使用済燃料を工場等内に貯蔵して適切な遮蔽能力を有するもする乾式キャスク（以下「キャスのとすること。

ク」という。）は，次に定めるところによること。

使用済燃料の崩壊熱を適切にイ除去することができるものとす

性物質を閉じ込めることがでること。
三

使用済燃料が内包する放射

き，かつ，その機能を適切に監

使用済燃料が内包する放射性視できること。

物質を閉じ込めることができ，かロ

つ，その機能を適切に監視するこ

使用済燃料からの放射線に対して適切な遮蔽能力を有すとができるものとすること。

ること。
ハ

使用済燃料の被覆材の著しい腐食又は変形を防止できること。

ニ

キャスク本体その他のキャ
スクを構成する部材は，使用される温度，放射線，荷重その他の条件に対し，適切な材料及び構造であること。

七

取扱者以外の物がみだりに立ち入らないようにすること。

16 条 76

1.2

追加要求事項及び評価条件変更に対する適合性(1)

位置，構造及び設備

ロ.

発電用原子炉施設の一般構造(3)

その他の主要な構造(i)

本発電用原子炉施設は，(1)耐震構造，(2)耐津波構造に加え，以下の基本的方針のもとに安全設計を行う。

a.
(k)

設計基準対象施設
燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設
通常運転時に使用する燃料体又は使用済燃料(以下「燃料体等」という。)の取扱施設(安全施設に係るものに限る。)は，燃料体等を取り扱う能力を有し，燃料体等が臨界に達するおそれがなく，崩壊熱により燃料体等が溶融せず，使用済燃料からの放射線に対して適切な遮蔽能力を有し，燃料体等の取扱中における燃料体等の落下を防止できる設計とする。
燃料体等の貯蔵施設(安全施設に属するものに限る。)は，燃料体等の落下により燃料体等が破損して放射性物質の放出により公衆に放射線障害を及ぼすおそれがある場合において，放射性物質の放出による公衆への影響を低減するため，燃料貯蔵設備を格納でき，放射性物質の放出を低減できる設計とする。
また，燃料体等を必要に応じて貯蔵することができる容量を有するとともに，燃料体等が臨界に達するおそれがない設計とする。
使用済燃料の貯蔵施設は，使用済燃料からの放射線に対して適切な遮蔽能力を有し，貯蔵された使用済燃料が崩壊熱により溶融しないものであって，最終ヒートシンクへ熱を輸送できる設備及びその浄化系を有し，使用済燃料プールから放射性物質を含む水があふれ，又は漏れ16 条 297

ないものであって，使用済燃料プールから水が漏えいした場合において，水の漏えいを検知することができる設計とする。

使用済燃料の貯蔵施設は，燃料体等の取扱中に想定される燃料体等の落下時及び重量物の落下時においてもその機能が損なわれない設計とすることとし，使用済燃料ビットの機能に影響を及ぼす重量物については落下しない設計とする。

使用済燃料プールの水位及び水温並びに燃料取扱場所の放射線量の異常を検知し，それを中央制御室に伝えるとともに，外部電源が使用できない場合においても非常用所内電気設備からの電源供給により，使用済燃料プールの水位及び水温並びに放射線量を監視することができる設計とする。

二.

核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の構造及び設備(3)

核燃料物質貯蔵用冷却設備の構造及び冷却能力(i)

使用済燃料プール水浄化冷却設備
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(以下「通常運転時等」という。)において，使用済燃料プールには，使用済燃料からの崩壊熱の除去並びに使用済燃料プール水の浄化を行うため，ポンプ，冷却器等で構成する使用済燃料プール水浄化冷却設備を設け，使用済燃料から発生する崩壊熱の除去を行うために十分な冷却能力を有する設計とする。使用済燃料プール水浄化冷却設備で除去した熱は，最終的な熱の逃がし場である海へ輸送できる設計とする。

a.

燃料プール浄化冷却系ポンプ
16 条 30

8

b.

台

数

2

容

量

約 125m ３ /h(1 基当たり)

使用済燃料プール熱交換器
基

(2)

数

2

安全設計方針
該当なし

(3)

適合性説明

(燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設)

１

発電用原子炉施設には、次に掲げるところにより、通常運転時に使用する燃料体又は使用済燃料(以下この条において「燃料体等」という。)の取扱施設(安全施設に係るものに限る。)を設けなければならない。
一

燃料体等を取り扱う能力を有するものとすること。

二

燃料体等が臨界に達するおそれがないものとすること。

三

崩壊熱により燃料体等が溶融しないものとすること。

四

使用済燃料からの放射線に対して適切な遮蔽能力を有するものとすること。

五

燃料体等の取扱中における燃料体等の落下を防止できるものとすること。

２

発電用原子炉施設には、次に掲げるところにより、燃料体等の貯蔵施
設(安全施設に属するものに限る。以下この項において同じ。)を設けなければならない。
一

燃料体等の貯蔵施設は、次に掲げるものであること。
16 条 319

イ

燃料体等の落下により燃料体等が破損して放射性物質の放出により公衆に放射線障害を及ぼすおそれがある場合において、放射性物質の放出による公衆への影響を低減するため、燃料貯蔵設備を格納するもの及び放射性物質の放出を低減するものとすること。

ロ

燃料体等を必要に応じて貯蔵することができる容量を有するものとすること。

ハ二

燃料体等が臨界に達するおそれがないものとすること。
使用済燃料の貯蔵施設(使用済燃料を工場等内に貯蔵する乾式キャ

スク(以下「キャスク」という。)を除く。)にあっては、前号に掲げるもののほか、次に掲げるものであること。
イ

使用済燃料からの放射線に対して適切な遮蔽能力を有するものと
すること。

ロ

貯蔵された使用済燃料が崩壊熱により溶融しないものであって、最終ヒートシンクへ熱を輸送できる設備及びその浄化系を有するものとすること。

ハ

使用済燃料貯蔵槽(安全施設に属するものに限る。以下この項及び次項において同じ。)から放射性物質を含む水があふれ、又は漏れないものであって、使用済燃料貯蔵槽から水が漏えいした場合において水の漏えいを検知することができるものとすること。

二燃料体等の取扱中に想定される燃料体等の落下時及び重量物の落下時においてもその機能が損なわれないものとすること。

３

発電用原子炉施設には、次に掲げるところにより、使用済燃料貯蔵槽の水位及び水温並びに燃料取扱場所の放射線量を測定できる設備を設けなければならない。
一

使用済燃料貯蔵槽の水位及び水温並びに燃料取扱場所の放射線量16 条 3210

の異常を検知し、それを原子炉制御室に伝え、又は異常が生じた水
位及び水温を自動的に制御し、並びに放射線量を自動的に抑制することができるものとすること。
二

外部電源が利用できない場合においても温度、水位その他の発電用原子炉施設の状態を示す事項(以下「パラメータ」という。)を監視することができるものとすること。

４

キャスクを設ける場合には、そのキャスクは、第二項第一号に定めるもののほか、次に掲げるものでなければならない。
一

使用済燃料からの放射線に対して適切な遮蔽能力を有するものと
すること。

二

使用済燃料の崩壊熱を適切に除去することができるものとすること。

三

使用済燃料が内包する放射性物質を閉じ込めることができ、かつ、
その機能を適切に監視することができるものとすること。

適合のための設計方針
第１項第１号について燃料の取扱設備は，新燃料の搬入から使用済燃料の搬出までの取り扱いにおいて，当該燃料を搬入，搬出又は保管できる設計とする。

第１項第２号について燃料の取扱設備は，燃料集合体を一体ずつ取り扱う構造とすることにより臨界を防止する設計とする。

第１項第３号について
16 条 3311

使用済燃料の移送は，すべて水中で行う設計とする。

第１項第４号について
使用済燃料プールの壁面及び底部はコンクリート壁による遮蔽をするとともに，使用済燃料の上部は十分な遮蔽効果を有する水深を確保する設計とする。

第１項第５号について
燃料取替機の燃料つかみ具は二重ワイヤや種々のインターロックを設け，燃料移動中の燃料集合体の落下を防止できる設計とする。
また，原子炉建屋クレーンの主要要素は，吊り荷の落下防止措置を施すとともに使用済燃料輸送容器を吊った場合は，使用済燃料プール上を走行できないなどのインターロックを設ける設計とする。

第２項第１号イについて
貯蔵設備は，原子炉建屋原子炉棟内に設置し，適切な雰囲気を換気空調系で維持する設計とする。また，燃料集合体落下等により放射性物質が放出された場合は，原子炉建屋原子炉棟で，その放散を防ぎ，原子炉建屋ガス処理
系で処理する設計とする。

第２項第１号ロについて
新燃料貯蔵庫の貯蔵能力は，全炉心燃料の約 30％とする。使用済燃料プールの貯蔵能力は，全炉心燃料の約 290％とする。

第２項第１号ハについて
16 条 3412燃料の貯蔵設備としては，新燃料貯蔵庫，使用済燃料プール及び使用済燃料乾式貯蔵設備がある。
(1)

新燃料貯蔵庫は，浸水を防止し，かつ，水が入ったとしても排水可能な構造とする。

(2)

新燃料貯蔵ラックは，燃料間距離を十分とることにより，新燃料を貯蔵能力最大に収容した状態で万一新燃料貯蔵庫が水で満たされるという厳しい状態を仮定しても，実効増倍率は0.95以下に保つことができる設計とする。
なお，実際に起きることは考えられないが，反応度が最も高くなるような水分雰囲気で満たされた場合を仮定しても臨界未満にできる設計とする。

(3)

使用済燃料プール及び使用済燃料貯蔵ラックは，耐震クラスＳで設計し，使用済燃料プール中の使用済燃料貯蔵ラックは，適切な燃料間距離をとることにより燃料が相互に接近しないようにする。また貯蔵能力最大に燃料を収容し，使用済燃料プール水温及び使用済燃料貯蔵ラック内燃料
位置等について想定されるいかなる場合でも，実効増倍率を0.95以下に保つことができる設計とする。

(4)

燃料の取扱設備は，燃料集合体を一体ずつ取り扱う構造とすることにより臨界を防止する設計とする。
使用済燃料乾式貯蔵設備については，平成21年11月17日付け平成20･
12･24原第3号をもって，設置変更許可を受けた設計方針に同じ。

第２項第２号イについて
使用済燃料の貯蔵設備は，放射線業務従事者の受ける線量を合理的に達成できる限り低くする設計とする。
16 条 3513

また，使用済燃料プールの壁面及び底部はコンクリート壁による遮蔽を施すとともに，使用済燃料の上部は十分な遮蔽効果を有する水深を確保する設計とする。

第２項第２号ロについて
使用済燃料プールの崩壊熱は，燃料プール浄化冷却系の熱交換器で使用済
燃料プール水を冷却して除去するが，必要に応じて残留熱除去系の熱交換器を併用する。燃料プール浄化冷却系及び残留熱除去系の熱交換器で除去した
熱は，原子炉補機冷却系等を経て最終的な熱の逃がし場である海へ輸送できる設計とする。

また，燃料プール浄化冷却系は，ろ過脱塩装置を設置して使用済燃料プー
ル水の浄化を行う設計とする。

第２項第２号ハについて
使用済燃料プールの耐震設計は，Ｓクラスで設計し，内面はステンレス鋼
でライニングし漏えいを防止する。また使用済燃料プールには排水口を設けないとともに，使用済燃料プールに入る配管には真空破壊弁を設けサイフォ
ン効果により使用済燃料プール水が流出しない設計とする。
また，万一の使用済燃料プールライニングの破損による漏えいを監視する
ため，漏えい検知装置及び使用済燃料プール水位計を設ける設計とする。

第２項第２号ニについて
燃料取替機の燃料つかみ具は，二重のワイヤや種々のインターロックを設け，かつ，ワイヤ，インターロック等は，その使用前に必ず機能試験，検査16 条 3614

を実施するので燃料集合体取扱中に燃料集合体が落下することはないと考えるが，使用済燃料プールのライニングは，燃料体等の取扱中に想定される燃料体等の落下時及び重量物の落下時においても使用済燃料プールの機能を失うような損傷は生じない設計とする。
また，燃料取替機本体等の重量物については，使用済燃料プールに落下しない設計とする。
なお，使用済燃料輸送容器又は使用済燃料貯蔵容器の落下については，キャスクピットは使用済燃料プールとは障壁で分離し，かつ，原子炉建屋クレーンは吊り荷の落下防止措置を施すとともに使用済燃料輸送容器又は使用済
燃料貯蔵容器を吊った場合は，使用済燃料貯蔵ラック上を走行できない等のインターロックを設ける設計とするので，使用済燃料輸送容器又は使用済燃料貯蔵容器が使用済燃料プールに落下することを想定する必要はない。

第３項について使用済燃料プールには，使用済燃料プールの水位及び温度並びに燃料取扱場所の放射線量を監視する設備を設け，異常が検知された場合には，中央制御室に警報を発することができる設計とする。また，これら計測設備については非常用所内電気設備から受電し，外部電源が利用できない場合においても，監視できる設計とする。

第４項について平成21年11月17日付け平成20･12･24原第3号をもって，設置変更許可を受けた設計方針に同じ。

1.3

気象等
16 条 3715

該当なし

1.4 設備等(手順等含む)
4.

核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設

4.1

燃料体等の取扱設備及び貯蔵設備

4.1.1

通常運転時

4.1.1.1

概要燃料体等の取扱設備及び貯蔵設備は，新燃料貯蔵庫，使用済燃料プール，
使用済燃料乾式貯蔵設備（以下4．では「乾式貯蔵設備」という。），燃料プ
ール浄化冷却系，燃料取替機，原子炉建屋クレーン，除染装置等で構成する。
なお，使用済燃料の事業所外への搬出には，使用済燃料輸送容器（以下4.
では「キャスク」という。）を使用する。
新燃料貯蔵庫及び使用済燃料プールの概要図を第4.1−1図に，使用済燃料
乾式貯蔵容器及び支持構造物概要図を第4.1−2図に示す。
燃料プール浄化冷却系の系統概要図を第4.1−3図に示す。
燃料体等の取扱設備及び貯蔵設備は，新燃料を原子炉建屋原子炉棟に搬入してから炉心に装荷するまで，及び使用済燃料を炉心から取り出し事業所外へ搬出までの貯蔵，並びに取り扱いを行うものである 。
使用済燃料プールの水位及び水温並びに燃料取扱場所の放射線量は中央制
御室で監視できるとともに，異常時は中央制御室に警報を発信する。

4.1.1.2
(1)

設計方針

未臨界性
燃料体等の取扱設備及び貯蔵設備は，幾何学的な安全配置又は適切な手段により，臨界を防止できる設計とする。
16 条 3816

燃料体等の貯蔵設備は，燃料集合体を貯蔵容量最大に収容した場合でも通常時はもちろん，想定されるいかなる場合でも，未臨界性を確保できる設計とする。また，燃料体等の取扱設備は，燃料集合体を直接取り扱う場合には，一体ずつ取り扱う構造とし，臨界を防止する設計とする。
(2)

冷却浄化能力燃料プール浄化冷却系は，使用済燃料プール内に貯蔵する使用済燃料からの崩壊熱を除去でき，かつ使用済燃料プールの水中及び水面上の不純物を除去できる設計とする。
計画取り出し量以上の使用済燃料を使用済燃料プールに貯蔵した場合，又は燃料プール浄化冷却系の機能が喪失した場合等には，残留熱除去系を使用できる設計とする。
燃料プール浄化冷却系及び残留熱除去系の熱交換器で除去した熱は，原子炉補機冷却系等を経て，最終的な熱の逃がし場である海に放出できる設計とする。
また，乾式貯蔵設備は，貯蔵する使用済燃料の崩壊熱を最終的な熱の逃がし場である大気に放出できる設計とする。

(3)

非常用補給能力
使用済燃料プール水の補給に復水貯蔵タンク水が使用できない場合には，残留熱除去系を用いてサプレッションプールの水を補給できる設計とする。

(4)

貯蔵能力
使用済燃料プール及び乾式貯蔵設備は，使用済燃料を計画どおりに貯蔵した後でも，炉心内の全燃料を使用済燃料プールに移すことができるような貯蔵能力を有した設計とする。また，新燃料貯蔵庫は，通常時の燃料取替を考慮し，適切な貯蔵能力を有した設計とする。

(5)

遮

蔽
16 条 3917

使用済燃料プール内の壁面及び底部は，コンクリート壁による遮蔽を施すとともに，使用済燃料の上部には十分な遮蔽効果を有する水深を確保す
る設計とする。
また，乾式貯蔵設備は，放射線被ばく上の影響を及ぼすことのないよう，
使用済燃料の放射線を適切に遮蔽する設計とする。
燃料体等の取扱設備は，使用済燃料の炉心から使用済燃料プールへの移送操作，使用済燃料プールから炉心への移送操作，キャスク及び使用済燃料乾式貯蔵容器（以下4.では「貯蔵容器」という。）への収容操作等が，使用済燃料の遮蔽に必要な水深を確保した状態で，水中で行うことができる設計とする。
(6)

漏えい防止，漏えい監視及び崩壊熱の除去能力の喪失に至る状態の監視
使用済燃料プール水の漏えいを防止するため，使用済燃料プールには排水口を設けない設計とする。また，使用済燃料プールに接続された配管には真空破壊弁を設け，配管が破損しても，使用済燃料プール水が流出しない設計とする。
万一の使用済燃料プール水の漏えいを監視するため，漏えい検知装置及び使用済燃料プール水位検出器を設ける設計とする。また，使用済燃料プールの水温及び燃料取扱場所の放射線量を測定できる設計とする。

(7)

密封及び密封監視
乾式貯蔵設備は，周辺公衆及び放射線業務従事者に対し，放射線被ばく

上の影響を及ぼすことのないよう，使用済燃料が内包する放射性物質を適切に閉じ込める設計とする。
また，二重の蓋を設け，一次蓋と二次蓋との間の圧力を監視することにより，密閉性を監視できる設計とする。
(8)

構造強度
16 条 4018

燃料体等の取扱設備及び貯蔵設備は，地震荷重等の適切な組合せを考慮しても強度上耐え得る設計とする。
また，使用済燃料プールのライニングは，燃料体等の取扱中に想定される燃料体等の落下時及び重量物の落下時においても使用済燃料プールの機能を損なうような損傷を生じない設計とする。
(9)

落下防止
落下時に使用済燃料プールの機能に影響を及ぼす重量物については，使用済燃料プール周辺の状況，現場における作業実績，図面等にて確認する
ことにより，落下時のエネルギーを評価し，気中落下試験時の燃料集合体の落下エネルギー（15.5kJ）以上となる設備等を抽出する。床面や壁面へ固定する設備等については，使用済燃料プールからの離隔を確保するため，使用済燃料プールへ落下するおそれはない。
ａ．原子炉建屋原子炉棟
原子炉建屋原子炉棟の屋根を支持する屋根トラスは，基準地震動に対する発生応力が終局耐力を超えず，使用済燃料プール内に落下しない設計とする。また，屋根については鋼鈑（デッキプレート）の上に鉄筋コ
ンクリート造の床を設けた構造とし，地震による剥落のない構造とする。
また，運転床面より上部を構成する壁は，鉄筋コンクリート造の耐震壁であり，運転床面より下部の耐震壁と合わせて基準地震動に対して使用済燃料プール内へ落下しない設計とする。
ｂ．燃料取替機
燃料取替機は，基準地震動による地震荷重に対し，クレーン本体の健全性評価及び転倒落下防止評価を行い，使用済燃料プールへの落下物とならないよう，以下を満足する設計とする。
(a)

燃料取替機本体の健全性評価においては，想定される最大重量の吊16 条 4119荷を吊った状態においても，地震により発生する応力が許容応力以下であること。
(b)

転倒落下防止評価においては，走行レール頭部を抱き込む構造をしたクレーンの脱線防止ラグについて，想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，地震により脱線防止ラグ等に発生する応力が許
容応力以下であること。

(c)

走行レールの健全性評価においては，想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，地震により走行レールに発生する応力が許容応力以下であること。

ｃ．原子炉建屋クレーン
原子炉建屋クレーンは，基準地震動による地震荷重に対し，クレーン本体の健全性評価及び転倒落下防止評価を行い，使用済燃料プールへの落下物とならないよう，以下を満足する設計とする。
(a)

原子炉建屋クレーン本体の健全性評価においては，想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，地震により発生する応力が許容応力以下であること。

(b)

転倒落下防止評価においては，走行方向及び横行方向に浮上り代を設けた構造をした原子炉建屋クレーンの脱線防止装置について，想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，地震により脱線防止装置等に発生する応力が許容応力以下であること。
また，燃料取替機及び原子炉建屋クレーンは，ワイヤーロープの二重化，フック部の外れ止め及び動力電源喪失時の保持機能により，落下防止対策を講じた設計とする。
(10)

雰囲気の浄化
燃料体等の貯蔵設備は，原子炉建屋原子炉棟内に設置し，適切な雰囲気
16 条 4220

を換気空調設備（「8．放射線管理施設」参照）で維持する設計とする。また，燃料集合体落下等により放射性物質等が放出された場合には，原子炉
建屋原子炉棟で，その放散を防ぎ，原子炉建屋ガス処理系（「9．原子炉格
納施設」参照）で処理する設計とする。
(11)

除

染

キャスク等の除染ができる設計とする。
(12)

被ばく低減
燃料体等の取扱設備及び貯蔵設備は，放射線業務従事者の被ばくを合理的に達成できる限り低減する設計とする。

(13)

燃料取扱場所のモニタリング
燃料取扱場所は，崩壊熱の除去能力の喪失に至る状態を監視するため，放射線量の異常を検知する装置を設け，これを適切に放射線業務従事者へ伝えることができる設計とする。

(14)

試験検査
燃料体等の取扱設備及び貯蔵設備のうち安全機能を有する構築物，系統及び機器は，適切な定期的試験及び検査を行うことができる設計とする。

4.1.1.3

主要設備の仕様

燃料取扱及び貯蔵設備の主要設備の仕様を第4.1−1表に示す。
また，乾式貯蔵設備の主要仕様を第4.1−3表に，使用済燃料プール浄化冷
却設備の主要仕様を第4.1−4表に示す。

4.1.1.4

主要設備

発電所に到着した新燃料は，受取検査後，原子炉建屋原子炉棟内の新燃料貯蔵庫又は使用済燃料プールに貯蔵する。
16 条 43

21

(1)

燃料取替機
燃料取替機は，原子炉ウェル，使用済燃料プール及び気水分離器等貯蔵
プール上を水平に移動するブリッジ並びにその上を移動するトロリで構成する。
また，燃料つかみ具は二重のワイヤや燃料集合体を確実につかんでいな
い場合には，吊上げができない等のインターロックを設け，圧縮空気が喪失した場合にも，燃料集合体が外れない設計とする。
燃料取替作業による放射線業務従事者の被ばくを低減するため，燃料取替機は遠隔自動で運転できる。

(2)

原子炉建屋クレーン
原子炉建屋クレーンは，新燃料，キャスク等の運搬に使用するとともに，原子炉遮蔽体，格納容器上蓋，原子炉圧力容器上蓋，蒸気乾燥器，気水分離器等の取外し，運搬及び取付けに使用する。
また，原子炉建屋クレーンの主要要素は，種々の二重化を行うとともに重量物を吊った状態で使用済燃料貯蔵ラック上を通過できないようインターロックを設ける。

(3)

新燃料貯蔵庫新燃料貯蔵庫は，発電所に到着した新燃料を受取検査後炉心に装荷するまで貯蔵する鉄筋コンクリート造の設備で，原子炉建屋原子炉棟内に設け，全炉心燃料の約30％を収納できる。燃料は堅固な構造のラックに垂直に入れ，乾燥状態で保管する。新燃料貯蔵庫には水が充満するのを防止するための排水口を設ける。
なお，新燃料は発電所敷地内の倉庫に所定の保安上の措置を行った上，一時仮置することもある。
新燃料貯蔵ラックは，貯蔵燃料の臨界を防止するために必要な燃料間距
16 条 4422

離を保持し，たとえ新燃料を貯蔵容量最大で貯蔵した状態で，万一新燃料貯蔵庫が水で満たされるという厳しい状態を仮定しても，実効増倍率を0.95以下に保つ。さらに実際には起こることは考えられないが，反応度が最も高くなるというような水分雰囲気で満たされる場合を仮定しても臨界未満とする。
(4)

使用済燃料プール
使用済燃料プールは，約290％炉心分の燃料の貯蔵が可能であり，さらに放射化された機器等の貯蔵及び取り扱いができるスペースをもたせる。壁
の厚さは遮蔽を考慮して十分とり，内面はステンレス鋼でライニングし漏えいを防止する。使用済燃料プールの水深は約11.5mである。
なお，使用済燃料プールは通常運転中，全炉心の燃料を貯蔵できる容量を確保する。
使用済燃料貯蔵ラックは，中性子吸収材であるほう素を添加したステン
レス鋼を使用するとともに適切な燃料間距離をとることにより，燃料を貯蔵容量最大で貯蔵し，かつ使用済燃料プール水温及び使用済燃料貯蔵ラッ
ク内燃料貯蔵位置等について，想定されるいかなる場合でも実効増倍率を0.95以下に保ち，貯蔵燃料の臨界を防止する。
使用済燃料プール水の漏えいを防止するため，使用済燃料プールには排水口を設けない。万一の使用済燃料プール水の漏えい，又は崩壊熱の除去
能力の喪失に至る状態を監視するため，使用済燃料プール監視設備として，使用済燃料プール水位，使用済燃料プールライナードレン漏えい検知，燃料プール浄化冷却系ポンプ入口温度，使用済燃料プール温度，使用済燃料
プール水位・温度（ＳＡ広域），燃料取替フロア燃料プールエリア放射線
モニタ，原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト放射線モニタ及び原子炉
建屋換気系排気ダクト放射線モニタを設ける。
16 条 4523

なお，外部電源が利用できない場合においても，使用済燃料プール監視設備は，非常用交流電源設備又は非常用直流電源設備より受電し，外部電源が喪失した場合においても計測できる設計とする。
また，使用済燃料プール水の補給に復水貯蔵タンク水が使用できない場
合には，残留熱除去系を用いてサプレッション・チェンバのプール水を補給する。
キャスクピットは，使用済燃料プールの横に別個に設け，万一のキャス
クの落下事故の場合にも，使用済燃料プールの機能を喪失しないようにする。
なお，新燃料を使用済燃料プールに一時的に仮置することもある。
(5)

使用済燃料乾式貯蔵設備
乾式貯蔵設備は，使用済燃料を収納する貯蔵容器，貯蔵容器を支持する
支持構造物，貯蔵中の密封監視等を行う装置及びこれらを収納する使用済
燃料乾式貯蔵建屋（以下4.では「貯蔵建屋」という。）で構成する。
貯蔵容器は，貯蔵容器本体，蓋部，バスケット等で構成され，これらの部材は，設計貯蔵期間における放射線照射影響，腐食，クリープ，疲労，応力腐食割れ等の経年劣化に対して十分な信頼性を有する材料を選択し，その必要とされる強度，性能を維持し，必要な安全機能を失うことのないようにする。
貯蔵容器は，61体の使用済燃料の貯蔵が可能であり，24基を設ける。
また，貯蔵容器には次のとおり燃料の種別に応じた適切な期間使用済燃料プールで冷却され，かつ運転中のデータ，シッピング検査等により健全であることを確認した使用済燃料を使用済燃料プール内で装填し，排水後内部にヘリウムガスを封入する。
８×８燃料
16 条 4624

貯蔵容器に装填する燃料集合体の平均燃焼度が33,000MWd／t以下の場
合
9年以上冷却
新型８×８燃料貯蔵容器に装填する燃料集合体の平均燃焼度が35,000MWd／t以下の場
合
7年以上冷却
新型８×８ジルコニウムライナ燃料
貯蔵容器に装填する燃料集合体の平均燃焼度が36,000MWd／t以下の場
合
7年以上冷却
高燃焼度８×８燃料貯蔵容器に装填する燃料集合体の平均燃焼度が39,500MWd／t以下の場
合
7年以上冷却
貯蔵容器に装填する燃料集合体の平均燃焼度が41,000MWd／t以下の場
合8年3か月以上冷却
ヘリウムガスは，冷却媒体であるとともに燃料被覆管の腐食を防止する。
使用済燃料を装填した貯蔵容器は，車両衝突等の事故を防止するための措置を行い，原子炉建屋原子炉棟から貯蔵建屋へ運搬し，貯蔵建屋内の支持構造物により支持され，そこで貯蔵される。
なお，使用済燃料を事業所外へ搬出する場合には使用済燃料プールへ貯蔵容器を運搬し，キャスクに詰め替えを行った後，事業所外へ搬出する。
貯蔵容器は，容器表面の線量当量率が2mSv／h以下及び容器表面から1mの16 条 4725

点における線量当量率100μSv／h以下となるよう，装填される使用済燃料の放射能強度を考慮して十分な遮蔽を行う。
装填された使用済燃料から発生する崩壊熱は，伝導，輻射等により大気へ放散される。また，安全機能を有する構成部材が健全性を維持できる温度以下及び設計貯蔵期間貯蔵しても燃料被覆管の累積クリープ量が1％を超えない温度以下になるようにする。さらに，貯蔵建屋に排気温度等の監視装置を設け，異常が生じた場合には中央制御室に警報を出す。
個々の使用済燃料集合体を貯蔵容器内部の所定の位置に収納するためのバスケットは，中性子吸収材であるほう素を添加した材料を適切に配置するとともに，適切な燃料間距離を保持することにより燃料集合体が相互に接近しないようにする。
また、燃料集合体を全容量収納し，容器内の燃料位置等について想定されるいかなる場合でも，実効増倍率を0.95以下に保ち，貯蔵燃料の臨界を防止する。
貯蔵容器は，貯蔵容器本体，蓋部及び金属ガスケットにより漏えいを防止し，設計貯蔵期間中貯蔵容器内部圧力を負圧に維持する。さらに，貯蔵容器の二重蓋間の空間部をあらかじめ加圧し，密封を監視するための密封監視装置を貯蔵建屋内に設け，異常が生じた場合には中央制御室に警報を出す。
その場合でも，あらかじめ貯蔵容器内部を負圧に維持しているので，内部の気体が外部に流出することはない。
万一，二重蓋間の圧力低下等が生じた場合には，原則として使用済燃料
プールへ貯蔵容器を搬入し，必要な措置を行うこととする。
なお，安全評価において想定すべき異常事象として抽出された貯蔵容器の燃料取扱床等への異常着床，貯蔵容器の支持構造物への衝突の各事象に
16 条 4826

対しても，設計方針で示した各安全機能が満足される。
(6)

キャスク除染ピット
キャスク除染設備は使用済燃料プールに隣接して設け，キャスクの除染
を行う。

(7)

破損燃料検出装置
破損燃料検出装置は，原子炉停止時にシッピングを行って，破損燃料を検出する。なお，シッピングとは，チャンネルボックス上にシッパキャッ
プを載せ，各チャンネルボックス内の水を採取し，核種分析によって燃料の破損を検出する方法である。

(8)

使用済燃料プール水位
使用済燃料プール水位は，使用済燃料プール水位の異常な低下及び上昇を監視できる計測範囲を有し，異常を検知した場合は中央制御室に警報を発信する設計とする。

(9)

使用済燃料プールライナードレン漏えい検知
使用済燃料プールライナードレン漏えい検知は，使用済燃料プールライ
ニングからの漏えいを検知できる計測範囲を有し，使用済燃料プールからの漏えいが発生した場合に中央制御室に警報を発信する設計とする。

(10)

燃料プール浄化冷却系ポンプ入口温度
燃料プール浄化冷却系ポンプ入口温度は，使用済燃料プール温度の異常な上昇を監視できる計測範囲を有し，中央制御室で監視できる設計とする。

(11)

使用済燃料プール温度
使用済燃料プール温度は，使用済燃料プール温度の異常な上昇を監視できる計測範囲を有し，中央制御室で監視できるとともに，異常を検知した
場合は警報を発信する設計とする。

(12)

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）16 条 4927

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）は，使用済燃料プール水位の異常な低下及び使用済燃料プール温度の異常な上昇を監視できる計測範囲を有し，中央制御室で監視できるとともに，異常を検知した場合は警報を発信する設計とする。
(13)

燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ
燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタは，燃料取扱場所の放射線量を監視できる計測範囲を有し，中央制御室で監視できるとともに，異常を検知した場合は警報を発信する設計とする。

(14)

原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト放射線モニタ
原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト放射線モニタは，燃料取扱場所
での燃料取扱事故時の放射線量を監視できる計測範囲を有し，中央制御室で監視できるとともに，異常を検知した場合は警報を発信し，原子炉建屋
原子炉棟の通常換気空調系を停止するとともに原子炉建屋ガス処理系を起動する設計とする。

(15)

原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モニタ
原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モニタは，燃料取扱場所での燃料取
扱事故時の放射線量を監視できる計測範囲を有し，中央制御室で監視できるとともに，異常を検知した場合は警報を発信し，原子炉建屋原子炉棟の通常換気空調系を停止するとともに原子炉建屋ガス処理系を起動する設計とする。

4.1.1.5(1)

試験検査
燃料体等の取扱設備及び貯蔵設備の機器は、その使用前に必ず機能試

験，検査を実施する。
(2)

乾式貯蔵設備は，定期的に点検を行い，その健全性を確認する。
16 条 5028

4.1.1.6

手 順 等

燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設は，以下の内容を含む手順を定め，適切な管理を行う。
(1)

使用済燃料プールへの重量物落下防止対策
ａ．使用済燃料プール周辺に設置する設備や取り扱う吊荷については，あらかじめ定めた評価フローに基づき評価を行い，使用済燃料プールに影響を及ぼす落下物となる可能性が考えられる場合は落下防止措置を実施する。
ｂ．日常作業等において使用済燃料プール周辺に持ち込む物品については，
必要最低限に制限するとともに落下防止措置を実施する。
ｃ．使用済燃料プール上で作業を行う燃料取替機及び原子炉建屋クレーンについては，クレーン等安全規則に基づき，定期点検及び作業開始前点検を実施するとともに，クレーンの運転，玉掛けは有資格者が実施する。

16 条 51

29

第 4.1−1 表
(1)

種

類

燃料取扱及び貯蔵設備の設備仕様
ス テン レス 鋼内 張り プ ール形（ ラッ ク
貯蔵方式）

(2)

貯 蔵 能 力(3)

使用済燃料プール水位

(4)

(5)

個

数

2

種

類

ディスプレーサ／フロート式

使用済燃料プールライナードレン漏えい検知
個

数

1

種

類

フロート式

燃料プール浄化冷却系ポンプ入口温度
個

(6)

数

1

計 測 範 囲0〜300℃種

熱電対類

使用済燃料プール温度個(7)

全炉心燃料の約 290％相当分

数

1

計 測 範 囲0〜100℃種

熱電対類

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
個

数

水位：1
温度：1（検出点 2 箇所）
16 条 5230

計 測 範 囲

水位：EL.35,077〜46,577mm
温度：0〜120℃

種

類

水位：ガイドパルス式
温度：測温抵抗体式(8)

燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ
個

(9)

1

計 測 範 囲10-３ 〜10 １ mSv／h

種

半導体式

類

原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト放射線モニタ
個

(10)

数

数

4

計 測 範 囲10-３ 〜10 １ mSv／h

種

半導体式

類

原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モニタ個

数4計 測 範 囲10-４ 〜1mSv／h

種

半導体式

類

16 条 5331

2.

追加要求事項に対する適合方針

2.1

使用済燃料プールへの重量物落下について
使用済燃料プールへ重量物が落下した場合においても，使用済燃料プールの機能が損なわれないようにするため，使用済燃料プールへの落下が想定される重量物を抽出し，抽出された重量物が基準地震動 Ss に対して使用済燃料プールへの落下を防止できる設計とする。

(1)a.

使用済燃料プールへの落下が想定される重量物の抽出
使用済燃料プール周辺の設備等の抽出
使用済燃料プール周辺の設備等について，現場確認，図面等（建屋機器
配置図，機器設計仕様書，系統設計仕様書）により抽出し，抽出した設備
等を類似機器毎に項目分類を行う。なお，抽出した機器については，現場の作業実績により抽出に漏れがないことを確認している。

b.

使用済燃料プールへの落下を検討すべき重量物の抽出
上記(1)で抽出及び項目分類したものについて，項目毎に使用済燃料プールとの離隔距離や設置方法などを考慮し，使用済燃料プールに落下す
るおそれがあるものを抽出する。
抽出された設備等の中から，落下エネルギーが気中落下試験時の燃料集合体の落下エネルギーを比較し，使用済燃料プールの落下影響を検討
すべき重量物を抽出する。

(2)a.

使用済燃料プールへの落下防止対策
耐震性確保による落下防止対策
燃料取替機，原子炉建屋クレーンについて，基準地震動 Ss に対して耐16 条 5432

震評価により壊れて落下しないことを確認し，落下防止のために必要な構造強度を有していることを確認する。
また，使用済燃料プール周辺に常設している重量物は，落下防止のために必要な構造強度を有する設計とする。

b.

設備構造上の落下防止対策
クレーンの安全機能として，フック外れ止め，ワイヤロープ二重化，フェイルセーフ機構等，設備構造上の落下防止措置が適切に講じられる設
計とする。

c.

運用状況による落下防止対策
クレーン等安全規則に基づく点検，安全装置の使用，クレーンの有資格
者作業等の要求事項対応による落下防止措置が適切に実施されていることを確認する。
また，燃料取替機及び原子炉建屋クレーンの使用済燃料プール外への待機運用，原子炉建屋クレーンの可動範囲制限による落下防止措置及び使用済燃料プール周りの異物混入防止対策を実施する方針について保安規定に示す。

2.2

使用済燃料プールを監視する機能の確保について
使用済燃料プールの水位及び水温並びに燃料取扱場所の放射線量を中央制御室において監視し，異常時に警報を発信する設計とする。また，これらの計測設備については非常用所内電気設備から受電し，外部電源が利用できない場合においても，監視できる設計とする。

16 条 5533

別添資料 1

東海第二発電所

使用済燃料プールへの重量物落下について

34

目
1.

次

新規制基準の追加要件について
1.1

概

要

2.

使用済燃料プールへの落下時影響評価が必要な重量物の評価フロー3.

使用済燃料プール周辺の設備等の抽出
3.1

評価フローⅠ（使用済燃料プール周辺の設備等の抽出）の考え方

3.1.1

現場確認による抽出

3.1.2

機器配置図等による抽出3.1.3

使用済燃料プール周辺の作業実績からの抽出

3.2

評価フローⅠの抽出結果

3.2.1

4.

現場，機器配置等による確認及び作業実績により抽出した設備等

使用済燃料プールへの落下を検討すべき重量物の抽出
4.1

評価フローⅡ（使用済燃料プールへの落下を検討すべき重量物の抽出）
の考え方

4.1.1

設置状況による抽出

4.1.2

落下エネルギーによる抽出

4.1.3

落下防止対策の要否判断が必要となる重量物の抽出

4.2

5.

評価フローⅡの抽出結果

4.2.1

設置状況による抽出結果

4.2.2

落下エネルギーによる抽出結果

4.2.3

落下防止対対策の要否判断が必要とる重量物の抽出結果

落下防止の対応状況確認
目次 1

35

5.1

評価フローⅢ（落下防止とその適切性の確認）の考え方

5.2

評価フローⅢの評価

5.2.1

耐震性確保による落下防止対策

5.2.2

設備構造による落下防止対策

5.2.3

運用による落下防止対策

5.3

評価フローⅢの抽出結果

5.3.1

6.

落下防止対策を実施することにより落下評価が不要となるもの

重量物の評価結果（別紙）
1.

燃料集合体落下時の使用済燃料プールライニングの健全性について

2.

使用済燃料プールと原子炉建屋原子炉棟 6 階床面上設備等との離隔概要について

3.

燃料取替機及び原子炉建屋クレーンの待機場所について

4.

原子炉建屋クレーンのインターロックについて

5.

使用済燃料プール周辺における異物混入防止エリアについて（補足説明資料）
1.

燃料取替機主ホイスト（ワイヤロープ，グラップルヘッド，ブレーキ）の健全性評価について

2.

原子炉建屋クレーン主巻（ワイヤロープ，フック，ブレーキ）の健全性評
価について

3.

燃料取替機及び原子炉建屋クレーンの落下防止対策

4.

その他トラブル事例に対する対応状況について
目次 2

36

5.

新燃料の取り扱いにおける落下防止対策

6.

キャスク取り扱い作業時における使用済燃料プールへの影響

7.

キャスク吊具によるキャスクの吊り方について

目次 3

37

1.

新規制基準の追加要件について

1.1

概

要

平成 25 年 7 月 8 日に施行された新規制基準のうち，下記の規則において重量物の落下時の貯蔵施設の機能に関する規制要件が新たに追加された。
このため使用済燃料プールへの落下時影響評価が必要となる重量物を抽出するとともに，新規制基準への適合状況について確認した。
なお，当該規制については，使用済燃料の貯蔵施設における機能維持が要件となっているため，東海第二発電所 使用済燃料プールのライニング健全性維持について評価した。
また，燃料集合体の落下に関する規制要件については変更されていない（安全設計審査指針 指針 49 と同じ）ため，ここでは燃料集合体以外の重量物を対象とした。

＜重量物落下に関する規制要件が新たに追加となった規則＞
ａ．実用発電用原子炉及びその付属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則第十六条（燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設）第２項

第二号

ニ

ｂ．「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」
第二十六条（燃料取扱設備及び燃料貯蔵設備）第２項

第四号

ニ

別添 1-1

38

2.

使用済燃料プールへの落下時影響評価が必要な重量物の評価フロー
使用済燃料プールへの落下時影響評価が必要な重量物について，以下のフローにより網羅的に評価した。

Ⅰ．使用済燃料プール周辺の設備等の抽出
使用済燃料プール周辺の設備等について，現場確認，機器配置図等（建屋機器配置図，機器設計仕様書，系統設計仕様書）により抽出し，抽出した設備等を類似機器毎に項目分類を行う。なお，抽出した機器については，現場の作業実績により抽出に漏れがないことを確認する。

Ⅱ．使用済燃料プールへの落下を検討すべき重量物の抽出
評価フローⅠで抽出した設備等について，項目毎に使用済燃料プールとの離隔距離や設置方法などを考慮し，使用済燃料プールに落下するおそれがあるものを抽出する。
抽出された設備等の中から，落下エネルギーを気中落下試験時の燃料集合体の落下エネルギーと比較し，使用済燃料プールへの落下影響を検討す
べき重量物を抽出する。

Ⅲ．落下防止の対策の要否判断
評価フローⅡで抽出した設備等に対し，耐震性，設備構造及び運用状況を踏まえて落下防止対策の要否を検討する。

Ⅳ．使用済燃料プールへの落下時影響評価が必要なもの
評価フローⅢで落下防止対策が必要とされた重量物は，対策の有効性を検証するため，使用済燃料プールへの落下時影響評価を実施する。
別添 1-239

Ⅴ．使用済燃料プールへの落下時影響評価が不要なもの
評価フローⅡで検討不要，または評価フローⅢで対策不要としたものは，
落下時影響評価は不要とする。

Ⅰ．使用済燃料プール周辺の設備等の抽出Ⅱ．使用済燃料プールへの落下を検討すべき
重量物の抽出

検討不要

検討要

対策不要

Ⅲ．落下防止対策の
要否判断

対策要

Ⅴ．使用済燃料プールへの落下時影響評価が必要なもの

第 2.1−1 図

Ⅳ．使用済燃料プールへの落下時影響評価が不要なもの

評価フロー

別添 1-340

3.

使用済燃料プール周辺の設備等の抽出

3.1

評価フローⅠ（使用済燃料プール周辺の設備等の抽出）の考え方

3.1.1

現場確認による抽出使用済燃料プール周辺の設備等に係る現場確認を実施し，「地震等により使用済燃料プールに落下するおそれがあるもの」について抽出する。
（抽出基準）
・使用済燃料プール設置フロア（原子炉建屋原子炉棟６階）に設置されている設備等。

3.1.2

機器配置図等 ※ による抽出

使用済燃料プール周辺の設備等について，機器配置図等にて抽出する。
※ 建屋機器配置図
機器設計仕様書
系統設計仕様書（抽出基準）
・使用済燃料プール設置フロア（原子炉建屋原子炉棟６階）に設置されている設備等。

3.1.3

使用済燃料プール周辺の作業実績からの抽出

使用済燃料プール周辺の作業で，燃料取替機，原子炉建屋クレーンを使用
して取り扱う設備等について，作業実績に基づき抽出する。
（抽出基準）
・使用済燃料プール設置フロア（原子炉建屋原子炉棟 6 階）の作業において，燃料取替機または原子炉建屋クレーンを使用して取り扱う設備等。
別添 1-441

また，仮設機材類の持込品については，使用済燃料プールが，立入りと持込品を制限している区域内にあること及び，その落下エネルギーについては，
燃料集合体の落下エネルギーと比べると十分小さいため，抽出の対象外とする。

3.2

評価フローⅠの抽出結果

3.2.1

現場，機器配置図等による確認及び作業実績により抽出した設備等

現場，機器配置図等による確認及び作業実績により，以下の設備等を抽出した。抽出した設備等の各項目の詳細については，第 3.2−1 表及び第 3.2−
2 表に示す。
【抽出した設備等】① 原子炉建屋原子炉棟② 燃料取替機③ 原子炉建屋クレーン④ その他クレーン類⑤ PCV（取扱具含む）⑥ RPV（取扱具含む）⑦ 内挿物（取扱具含む）⑧ プール内ラック類⑨ プールゲート類⑩ キャスク（取扱具含む）⑪ 電源盤類⑫ フェンス・ラダー類⑬ 装置類⑭ 作業機材類
別添 1-542

⑮ 計器・カメラ・通信機器類⑯ 試験・検査用機材類⑰ コンクリートプラグ・ハッチ類
⑱ 空調機
⑲ その他

使用済燃料プール周辺の主な作業としては，燃料集合体や使用済燃料プー
ル内に保管される内挿物の移送作業がある。この作業で使用する燃料取替機
は，原子炉圧力容器と使用済燃料プール内ラック間の燃料集合体，内挿物の移動，キャスクへの使用済燃料集合体の移動作業を行う。原子炉建屋クレーンにおいては，キャスクの移動，プラント定検時の原子炉建屋原子炉棟 6 階
床面における各機器の配置変更，搬入及び搬出を行う。

東海第二発電所の現場状況を以下に示す。

別添 1-643

原子炉建屋クレーン

原子炉建屋原子炉棟 6 階西側

原子炉建屋原子炉棟 6 階平面図

原子炉建屋原子炉棟 6 階東側

燃料取替機

第 3.2−1 図

原子炉建屋原子炉棟 6 階床面概要

別添 1-744

燃料取替機本体

燃料集合体

制御棒

第 3.2−2 図

燃料取扱機本体及び取扱重量物

原子炉建屋クレーン本体

キャスク

第 3.2−3 図

キャスク吊具

使用済燃料プールゲート

原子炉建屋クレーン本体及び取扱重量物
別添 1-845

第 3.2−1 表

評価フローⅠの抽出結果（詳細）（その 1）

番
号

番
抽出項目

詳細

号

抽出項目

屋根トラス，耐震壁等
1

原子炉建屋原子炉棟

詳細
キャスク

照明

キャスク吊り具

クレーンランウェイガータ

ドライキャスク

10

キャスク

2

燃料取替機

燃料取替機

3

原子炉建屋クレーン

原子炉建屋クレーン

固体廃棄物移送容器

使用済燃料プール用ジブクレーン

固体廃棄物移送容器用垂直吊り具

45

その他クレーン

PCV（取扱具含む）（取扱具含む）新燃料検査台（R/B 用）PCV ヘッド

照明用トランス

PCV ヘッド吊り具

照明用分電盤RPV ヘッド

チャンネンル着脱機制御盤（＋スタッドボルトテンショナ）
6

RPV（取扱具含む）

RPV ヘッドフランジガスケット
ミラーインシュレーション
スタッドボルト着脱装置

7

内挿物（取扱具含
む）

作業用分電盤
11

電源盤類

9

プール内ラック類

プールゲート類

中継端子箱
原子炉建屋クレーン電源切替盤，操作盤

ミラーインシュレーションベロー

水中照明電源箱

ドライヤ

シッピング用操作盤部

セパレータ

シッピング動力盤

シュラウドヘッドボルト

開閉器

シュラウドヘッドボルトレンチ

キャスクピット排水用電源盤

D/S 吊り具

手摺り（除染機用レール含む）

MS ラインプラグ

可動ステージ開放用ホイスト架台

12

MSLP 用電源箱
MSLP 用空気圧縮機

フェンス・ラダー
類

原子炉ウェル用梯子
DSP 昇降梯子

MSLP 用電動チェーンブロック

パーテーション

マルチストロングバック

集塵装置（収納コンテナ含む）

燃料集合体

DSP パッキン用減圧器

チャンネル着脱機

酸化膜厚測定装置

D/S 水中移動装置

水中テレビ制御装置

13

装置類

ブレードガイド貯蔵ラック

8

ドライキャスク吊り具

燃料付着物採取用装置（本体，ポール，ヘッド）チャンネル貯蔵ラック

水位調整装置

使用済燃料貯蔵ラック

リークテスト測定装置

制御棒・破損燃料貯蔵ラック

SFP ゲート用架台

LPRM 収納缶置台

工具類

制御棒ハンガ大型セイバーソー

燃料プールゲート（大）遮へい体

燃料プールゲート（小）防炎シート類

キャスクピットゲート

14

作業用機材類

足場材
水中簡易清掃装置保管箱
局所排風器
ウェル用資機材
ローリングタワーフィルタ収納容器
LPRM 収納箱

別添 1-946

第 3.2−2 表

評価フローⅠの抽出結果（詳細）（その 2）

番
号

番
抽出項目

詳細

号

抽出項目

テント

空調機
18

酸化膜厚痩測定装置架台

14

15

16

作業用機材類空調機

FHM 操作室空調機

工具箱（引き出しタイプ）鋼製

配管

ドロップライト収納箱

チェッカープレート

グラップル収納箱

非常用誘導灯水中カメラ支持ポール

消火設備

チャンネル固縛仮置き架台

掲示板

NFV 用吊り具ワイヤガラス

計器・カメラ・
通信機器類

詳細

除染ピット用クーラー

ダクト

スポットクーラー

ブローアウトパネル

注水ユニットケーブル

キャスク底部固定金具

救命用具

足場収納箱

定検資機材

差圧計

RCW サージタンク

エリアモニタ

時計

プロセスモニタ

手摺り収納箱

ページング

ステップ

固定電話

カメラケース

監視カメラ

カメラ用架台IAEA カメラ

ペリスコープ用架台

使用済燃料プール温度計

キャビネット（コンテナ類含む）

19

その他

使用済燃料プール水位計

使用済用垂直吊具アーム収納箱（NFT）

水素濃度計

安全帯用ポール及び連結板

DS プールレベルスイッチ（保管箱含む）

内蓋吊金具収納箱

RCW サージタンク液位計

垂直吊具エアー操作ユニット

地震計

リークテスト測定装置ホース収納箱

テンショナ用テストブロック

蓋仮置き台

スタッドボルト試験片フランジプロテクター

試験・検査用機材

FHM 用テストウェイト

蓋吊具（DC 用，NFT 用）類

シッパーキャップ架台（16 キャップ含

ボンベ台車

む）

コンクリートプラ
17

シッピング装置架台

収納缶（冷却用）

可動ステージ

ハンドリフター（2t）

キャスク除染ピットカバー

加圧タンク

DS プールカバー

ヘリオット

原子炉ウェルシールドプラグ

位置決めラグスキマサージタンク用コンクリートプラグ

RPV ヘッド架台

SFP スロットプラグ

真空乾燥装置グ・ハッチ類SFP スロットプラグ吊り具

新燃料容器

DSP スロットプラグ

コンテナ用枕木

DSP スロットプラグ吊り具
新燃料貯蔵庫コンクリートプラグ
FPC

F/D コンクリートプラグ

CUW

F/D コンクリートプラグ

別添 1-1047

4

使用済燃料プールへの落下を検討すべき重量物の抽出
評価フローⅡ（使用済燃料プールへの落下を検討すべき重量物の抽出）の

4.1

考え方
4.1.1

設置状況による抽出使用済燃料プールとの離隔距離や設置方法等を考慮して，使用済燃料プール内に落下するおそれがあるものを検討要，それ以外を検討不要の重量物として抽出する。

4.1.2

落下エネルギーによる選定

4.1.1「設置状況による抽出」にて検討要となった重量物について，落下エ
ネルギーを算出し，気中落下試験時の燃料集合体の落下エネルギー（約15.5kJ ※ ）を超える重量物となる設備等を検討要，それ以外を検討不要の重量物として抽出する。

※

燃料集合体の落下を想定した場合でも使用済燃料プールライニングの健全性は確保されることから，燃料集合体と同等の落下エネルギーを選定の目安とした。詳細は，燃料集合体落下時の使用済燃料プールライニ
ングの健全性について（別紙 1）参照。

（落下エネルギーの算出方法）
E ＝ m × g × h
E：落下エネルギー［J］
m：質量［kg］
g：重力加速度［m/s2 ］
h：落下高さ［m］
別添 1-1148

ここで，落下高さは，各設備等の最大吊り上げ高さ（＝フック最高高さ−
プール最深床高さ−吊荷本体高さ）とし，基準面は使用済燃料プール最深床高さとする。
原子炉建屋クレーンレール

原子炉建屋クレーントロリ

フック最高高さ
吊荷本体高さ吊荷

Ｄ／Ｓプール

使用済燃料
プール

落下高さ
（最大吊上げ高さ）

基準面(使用済燃料プール最深床高さ)

第 4.1−1 図

4.1.3

落下高さ算出概要

落下防止対策の要否判断が必要となる重量物の算出

4.1.1「設置状況による抽出」及び 4.1.2「落下エネルギーによる抽出」により，検討要になるものを，評価フローⅢで使用済燃料プールへの落下防止対策の要否判断が必要となる重量物として抽出する。

別添 1-1249

4.2

評価フローⅡの抽出結果

4.2.1

設置状況による抽出結果

使用済燃料プールとの離隔は，手摺りにより区画された外側に配置されていることとする。
下記項目の設備等は，使用済燃料プールの手摺りの外側に設置されており，使用済燃料プールとの離隔が確保されているとともに，設置方法として，転倒防止対策（電源盤類，空調機については，床面や壁面にボルト等にて固定
または固縛）がとられており，仮に地震等により損壊・転倒したとしても使用済燃料プールまでの離隔がとられていることから，落下は防止される（詳細は，使用済燃料プールと原子炉建屋原子炉棟 6 階床面上設備との離隔概要について（別紙 2）参照）。

＜検討不要となる項目 ※ ＞
・⑤PCV（取扱具含む）
・⑪電源盤類・⑱空調機※各項目の詳細は第 3.2−1 表及び第 3.2−2 表を参照

使用済燃料プール周り（全体）

使用済燃料プール周り（手摺り）

別添 1-1350

4.2.2

落下エネルギーによる抽出結果

4.1.1「設置状況による抽出」に示す落下エネルギーの算出方法により算出された落下エネルギーが気中落下試験時の燃料集合体の落下エネルギーより小さくなり，検討不要となる。

＜検討不要の項目 ※ ＞
・⑧プール内ラック類
・⑭作業用機材類
・⑮計器・カメラ・通信機器類※各項目の詳細は第 3.2−1 表及び第 3.2−2 表参照

上記項目の設備等は，使用中に仮に使用済燃料プールへ落下した場合においても，その落下エネルギーは気中落下試験時の燃料集合体の落下エネルギ
ーより小さいことから，検討不要とした。

別添 1-1451

4.2.3

落下防止対策の要否判断が必要となる重量物の抽出結果

4.2.1「設置状況による抽出」及び 4.2.2「落下エネルギーによる抽出」により検討要になる重量物として抽出した項目を下記に示す。
これらの項目は，落下により使用済燃料プールの機能を損なうおそれがあることから，後段の評価フローⅢで使用済燃料プールへの落下防止対策の要否判断を実施する。
＜検討要となる項目 ※ ＞
・①原子炉建屋原子炉棟

・②燃料取替機

・③原子炉建屋クレーン

・④その他クレーン類

・⑥RPV（取扱具含む）・⑦内挿物（取扱具含む）・⑨プールゲート類

・⑩キャスク・⑫フェンス・ラダー類

・⑬装置類

・⑯試験・検査用資材

・⑰コンクリートプラグ・ハッチ類

・⑲その他※各項目の詳細は第 3.2−1 表及び第 3.2−2 表を参照

原子炉建屋原子炉棟（天井面）

原子炉建屋原子炉棟（壁面）

別添 1-1552

5.

落下防止対策の要否判断

5.1

評価フローⅢ（落下防止対策の要否判断）の考え方
評価フローⅡで検討要として抽出した重量物について，使用済燃料プール

への落下原因に応じて，落下防止措置が適切に実施する設計とする。
抽出した設備等に対する落下原因及び落下防止対策の整理について
第 5.1−1 表に示す。

第 5.1−1 表

抽出した設備等に対する落下原因及び落下防止対策の整理
該当する落下原因（ａ〜ｄ）及び落下対策（①〜③）抽出した設備等※ａ．地震による設備等の損
壊

ｂ．吊荷取扱装置の故障等

ｃ．吊荷取扱装置の誤操作

ｄ．吊荷取扱設
備の待機位置等

①

②

③

②

③

③

原子炉建屋原子炉棟

○

―

―

―

―

―

燃料取替機

○

―

○

―

○

○

原子炉建屋クレーン

○

―

○

―

○

○

その他クレーン類

○

○

○

○

○

―

RPV（取扱具含む）

―

○

○

○

○

―

内挿物（取扱具含む）

○

○

○

○

○

―

プールゲート類

―

○

○

○

○

―

キャスク（取扱具含む）

―

○

○

○

○

○

フェンス・ラダー類

―

○

○

○

○

―

装置類

―

○

○

○

○

―

試験・検査用機材類

―

○

○

○

○

―

コンクリートプラグ・ハッチ
類

―

○

○

○

○

―

その他

―

○

○

○

○

―

※項目の詳細は表３参照

ここで，吊荷取扱設備とは，燃料取替機及び原子炉建屋クレーンであり，吊荷取扱装置とは，吊荷取扱設備に設けている安全装置等をいう。
上記落下防止対策①〜③については，具体的に以下により確認する。

①

耐震性確保による落下防止対策
燃料取替機，原子炉建屋クレーンについて，基準地震動 Ss に対する耐震評価により壊れて落下しないことを確認し，落下防止のために必要な構造強度を有していることを確認する。
また，使用済燃料プール周辺に常設している重量物は，落下防止のために必要な構造強度を有する設計とする。
別添 1-1653

②

設備構造上の落下防止対策
クレーンの安全機能として，燃料取替機にはフック外れ止め，ワイヤロ
ープ二重化，フェイルセーフ機構等の設備構造上の落下防止措置が，原子炉建屋クレーンにはフック外れ止め，フェイルセーフ機構（ワイヤロープ
ストッパ機構含む）等の設備構造上の落下防止措置が適切に講じられている設計とする。

③

運用状況による落下防止対策
クレーン等安全規則に基づく点検，安全装置の使用，クレーンの有資格
者作業等の要求事項対応による落下防止措置が適切に実施されていることを確認する。
また，燃料取替機及び原子炉建屋クレーンの使用済燃料プール外への待機運用，原子炉建屋クレーンの可動範囲制限及び使用済燃料プール周りの異物混入防止対策により，落下防止措置が適切に実施されていることを確認する。

別添 1-1754

5.2

評価フローⅢの評価

5.2.1

耐震性確保による落下防止対策(1)

原子炉建屋原子炉棟及び使用済燃料プール上部にある常設設備
原子炉建屋原子炉棟については，6 階床面（EL.46.5m）より上部の鉄筋
コンクリート造の壁および鉄骨造の屋根トラス，屋根面水平ブレース等を線材，面材により立体的にモデル化した立体架構モデルを作成し，基準地
震動 Ss に対する評価を行い，屋根トラスにおいて水平地震動と鉛直地震動を同時に考慮した発生応力が終局応力を超えず，使用済燃料プール内に落下しないことを設計とする。なお，屋根については鋼板（デッキプレート）の上に鉄筋コンクリート造の床を設けた構造となっており，地震による剥落はない。原子炉建屋原子炉棟 6 階床面より上部を構成する壁は鉄筋
コンクリート造の耐震壁であり，6 階床面より下部の耐震壁とあわせて基準地震動 Ss に対して落下しない設計とする。

モデル化範囲

概略断面図
第 5.2−1 図

屋根トラス詳細評価モデル
原子炉建屋原子炉棟屋根評価モデル

別添 1-18

55

(2)

燃料取替機
燃料取替機 ※ は，使用済燃料プール，原子炉ウェル及びＤ／Ｓプールをまたぐレール上を走行する取替機であり，浮上りによる脱線を防止するため，脱線防止装置を設置する。脱線防止装置は，走行レールの頭部を脱線防止装置にて抱き込む構造であり，燃料取替機の浮上りにより走行，横行レー
ルより脱線しない構造とする。
燃料取替機は，想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地震動 Ss に対して使用済燃料プールに落下しない設計とする。

※

耐震性評価においては燃料取替機の使用済燃料プール上で取り扱う吊荷となる項目全てを包絡する重量とする。

○燃料集合体○ブレードガイド○制御棒

等

燃料取替機本体及びレールの詳細図面を以下に示す。

燃料取替機本体

走行レール断面

走行レール上面

第 5.2−2 図

燃料取替機本体及び走行レール詳細
別添 1-1956

ａ．燃料取替機の落下防止対策
燃料取替機は，想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地震動 Ss に対して使用済燃料プールに落下しない設計とする。
以下に，耐震性評価方法を示す。耐震性評価結果については，工事計画
認可申請書にて示す。
(a)

評価方法
解析モデルとして燃料取替機の 3 次元はりモデルを作成し，時刻歴応答解析にて評価する。

(b)

評価部材
ｉ．燃料取替機本体（構造物フレーム）ⅱ．トロリ脱線防止ラグ
ⅲ．ブリッジ脱線防止ラグ
ⅳ．走行レール

第 5.2−3 図

燃料取替機解析モデル（イメージ）

別添 1-2057

ｉ．燃料取替機本体（構造物フレーム）
燃料取替機本体（構造物フレーム）は，想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地震動 Ss に対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。
ⅱ．トロリ脱線防止ラグ
ブリッジ上部のトロリ横行用レールの頭部をトロリ脱線防止ラグ（両爪タイプ）及びトロリ脱線防止ラグ（片爪タイプ）つめ部にて両側から抱き込む構造とし，トロリが浮上り，横行レールより脱線しない構造とする。
本装置は，想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，
基準地震動 Ss に対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。
ⅲ．ブリッジ脱線防止ラグ
原子炉建屋原子炉棟 6 階床面上の走行用レールの頭部をブリッジ
脱線防止ラグ（両爪タイプ）つめ部にて両側から抱き込む構造とし，
燃料取替機が浮上り，走行レールより脱線しない構造とする。
本装置は，想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，
基準地震動 Ss に対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。
ⅳ．走行レール
走行レールは原子炉建屋原子炉棟 6 階床面に設置され，本レールが破損した場合，燃料取替機本体が使用済燃料プールに落下することを防止するため，想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地震動 Ss に対して使用済燃料プールへの落下を防止す
る設計とする。
別添 1-2158

ｂ．吊荷の落下防止対策
燃料取替機により，吊荷を扱う際，地震により吊荷が落下する事象として，ワイヤロープやフックの破断，ブレーキの滑りが考えられるため，
ワイヤロープ，フック及びブレーキは，想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても基準地震動 Ss に対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。
以下に，ワイヤロープ，フック及びブレーキに対する耐震性評価方法を示す。耐震性評価結果については，工事計画認可申請書にて示す。
(a)

評価方法
燃料取替機本体評価モデルをベースとし，ワイヤ部に非線形ばね要素を設定した時刻歴解析を実施し，全時刻での発生荷重の最大値から，クレーン吊具各部の強度評価を実施する。

(b)

評価条件
・ワイヤロープ，フック及びブレーキの吊荷重は，時刻歴解析より算出した荷重を用いる。
・ワイヤロープ，フックは，定格荷重に対する引張強さ（Su）による安全率を評価基準値として設定し，算出荷重と比較する。
・ブレーキは，制動トルクと定格荷重時の負荷トルクの比率を評価基準値として設定し，算出荷重と比較する。

評価については，重量物の吊荷作業にて使用する全てのホイスト（主ホイスト，モノレールホイスト及びフレームホイスト）について，ワ
イヤロープ，フック及びブレーキの評価を実施し，各部位における耐震性を確認する。
補足説明資料 1 に，主ホイストにおける評価例を示す。
別添 1-2259

(3)原子炉建屋クレーン
原子炉建屋クレーン ※ は，原子炉建屋原子炉棟内壁に沿って設置された
走行レール上を走行するクレーンであり，浮上りによる脱線を防止するため，脱線防止装置を設置する。脱線防止装置は，ランウェイガータ当り面，横行レールに対し，浮上り代を設けた構造であり，クレーンの浮上りにより走行，横行レールより脱線しない構造としている。
原子炉建屋クレーンは，想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地震動 Ss に対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。

※

耐震性評価においては原子炉建屋クレーンの使用済燃料プール上で取り扱う吊荷は，下記のように燃料取替機によりつられる項目を包絡する重量とする。

○キャスク○プールゲート○燃料集合体等

等

原子炉建屋クレーン本体の詳細図面を以下に示す。

第 5.2−4 図

原子炉建屋クレーン本体
別添 1-2360

ａ．原子炉建屋クレーンの落下防止対策
原子炉建屋クレーンは，下部に設置された上位クラス施設である使用済燃料プールに対して，波及的影響を及ぼさないことを確認することか
ら，想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地震動 Ss
に対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。耐震性評価
結果については，工事計画認可申請書にて示す。
(a)

評価方法
解析モデルとして原子炉建屋クレーンの 3 次元はりモデルを作成し，
時刻歴応答解析にて評価する。

(b)

評価部材
ｉ．クレーン本体ガーダ
ⅱ．脱線防止ラグ
ⅲ．トロリストッパ

第 5.2−5 図

原子炉建屋クレーン解析モデル（イメージ）

別添 1-2461

ｉ．クレーン本体ガーダ
原子炉建屋クレーン本体ガーダは，原子炉建屋クレーンが想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地震動 Ss に対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。

ⅱ．脱線防止ラグ
走行脱線防止ラグは，ランウェイガーダ当り面に対し浮上り代を設けた構造とし，原子炉建屋クレーンが浮上り，ランウェイガーダ
より脱線しない構造とする。
脱線防止ラグは，原子炉建屋クレーンが想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地震動 Ss に対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。

ⅲ．トロリストッパ
トロリストッパは，横行レールに対し浮上り代を設けた構造とし，トロリが浮上り，横行レールより脱線しない構造としている。
トロリストッパは，原子炉建屋クレーンが想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地震動 Ss に対して使用済燃料
プールへの落下を防止する設計とする。

別添 1-2562

ｂ．吊荷の落下防止対策
原子炉建屋クレーンにより，吊荷を扱う際，地震により吊荷が落下する事象として，ワイヤロープやフックの破断，ブレーキの滑りが考えられるため，脱線防止ラグは，原子炉建屋クレーンが想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地震動 Ss に対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。
以下に，ワイヤロープ，フック及びブレーキに対する耐震評価方法を示す。耐震評価結果については，工事計画認可申請書にて示す。
(a)

評価方法
原子炉建屋クレーン本体評価モデルをベースとし，ワイヤ部に非線形ばね要素を設定した時刻歴解析を実施し，全時刻での発生荷重の最大値から，クレーン吊具各部の強度評価を実施する。

(b)

評価条件
・ワイヤロープ，フック及びブレーキの吊荷重は，時刻歴解析より算出した荷重を用いる。
・ワイヤロープ，フックは，定格荷重に対する引張強さ（Su）による安全率を評価基準値として設定し，算出荷重と比較する。
・ブレーキは，制動トルクと定格荷重時の負荷トルクの比率を評価基準値として設定し，算出荷重と比較する。

評価については，重量物の吊荷作業にて使用する全てのホイスト（主ホイスト及びモノレールホイスト）について，ワイヤロープ，フック
及びブレーキの評価を実施し，各部位における耐震性を確認する。
補足説明資料 2 に，主巻における評価例を示す。

別添 1-2663

5.2.2設備構造による落下防止対策

(1)

燃料取替機
使用済燃料プール上において，燃料取替機で扱う吊荷の作業を行う際に，使用済燃料プール内に吊荷が落下するのを防止する対策を以下に示す。

ａ．駆動電源の喪失対策
燃料取替機は，動力源喪失時に自動的にブレーキがかかる設計とする。
動力電源喪失により非励磁となった場合のブレーキ機能について以下に示す。
(a)

動力電源喪失時のブレーキ機能について
非励磁時のブレーキ機能の概要を第 5.2−6 図に示す。燃料取替機のブレーキは，動力電源喪失時においても第 5.2−6 図の①，②に示すように，スプリングにより機械的にブレーキ力を維持するフェイルセーフ設計とする。

※非励磁時のブレーキ機能について①制御電源が落ち，コイル部（青塗り部）が非励磁になると，アーマ
チュア（赤塗り部）との間に吸引力が喪失する。
②ブレーキスプリング（緑塗り部）の力によりアーマチュアがインナーディスク及びアウターディスク（黄色部）を押さえつける。

第 5.2−6 図

直流電磁ブレーキの概要

別添 1-2764

(b)駆動用空気喪失時のブレーキ機能について
燃料つかみ具機構の概要について第 5.2−7 図に示す。また，燃料つかみ具機構の駆動用空気喪失時のブレーキ機能を以下に示す。

①

燃料つかみ具の操作用圧縮空気が喪失した場合でも，フックがつかみ方向に動作するようバネを内蔵するフェイルセーフ設計とする。

②

燃料が吊られている状態では，メカニカルインターロックカム構造により，燃料集合体は外れない設計とする。

③

燃料つかみ具に燃料集合体の荷重があってもフック閉信号が出ていない場合には，燃料集合体を確実につかんでいないものとして吊り上げができないようインターロックを設ける。

第 5.2−7 図

燃料つかみ具機構概要

別添 1-2865

ｂ．ワイヤロープ 2 重化対策
ワイヤロープを 2 重化することで，仮にワイヤロープが 1 本切れた場
合でも，残りのワイヤロープで重量物が落下せず，安全に保持できる設計とする。

第 5.2−8 図

燃料取替機ワイヤロープ 2 重化構

ｃ．速度制限燃料取替機は，操作員からの入力指示に従い，計算機システムより駆動制御装置に運転指令を与え，一連の燃料取替作業を自動的に行える機能を有しており，この駆動を制御するための駆動制御装置及び駆動制御
装置に指令を与える判断装置としての計算機システムにより，速度制限を行い，誤動作等による吊荷の振れを抑制し，吊荷の落下を防止している。
具体的には，運転員の入力指示に従い，計算機が安全な移送ルート，
及び速度パターンを決定し，運転指令信号を出力することで，ブリッジ等を駆動し，速度制限による運転が行われる。

別添 1-2966この他，手動による操作も可能であり，本操作時においても運転速度は制限され，誤操作等による吊荷の振れを抑制し，吊荷の落下を防止す
る設計とする。
各運転操作における運転速度は以下に示すとおりとなる。

第 5.2−1 表
運転モード
自動
半自動
手動

速度設定

ブリッジ

運転速度
トロリ

単位：m/min
主ホイスト

−
押ボタン
1 ノッチ
2 ノッチ
3 ノッチ

トロリホイスト及びフレームホイストについては，ペンダントにより高速（m/min），低速（
m/min）の選択が可能。

ｄ．過巻防止主ホイスト，トロリホイスト及びフレームホイストには，過度の巻上げが発生すると巻上げ動作を自動停止させるために，過巻防止装置（リミットスイッチ）を設けており，過巻による吊荷の落下を防止する設計とする。

別添 1-3067

(2)原子炉建屋クレーン
使用済燃料プール上において，原子炉建屋クレーンで扱う吊荷の作業を行う際に，使用済燃料プール内に吊荷が落下するのを防止する対策を以下に示す。

ａ．駆動電源の喪失対策
原子炉建屋クレーンは，動力源喪失時にて自動的にブレーキがかかるとする。動力電源喪失により非励磁となった場合のブレーキ機能について以下に示す。
(a)

動力電源喪失時のブレーキ機能について
非励磁時のブレーキ機能の概要を第 5.2−9 図に示す。原子炉建屋
クレーンのブレーキは，動力電源喪失時においても第 5.2−9 図の①，②に示すように，スプリングにより機械的にブレーキ力を維持するフェイルセーフ設計とする。

※非励磁時のブレーキ機能について①制御電源が落ち，電磁石コイルが非励磁になると，バネ（赤塗り部）の力によりブレーキドラム（黄色部）をブレーキ
ライニング（青部）が挟み込み，強力な制動力を発生する。

第 5.2−9 図

電磁ブレーキ構造

別添 1-3168ｂ．主巻ワイヤロープストッパ方式及びフックの外れ止め金具
主巻のイコライザハンガをストッパ方式にすることで，仮にワイヤロープが切れた場合でも重量物が落下せず，安全に保持できる構造となっている。
また，フックには，外れ止め金具が装備されており，フックとワイヤ
ロープが外れて重量物が落下しない設計となっている。

イコライザハンガ構造図

ストッパ方式概念図

主巻フック構造図

第 5.2−10 図

イコライザハンガ及び主巻フック構造

別添 1-3269

ｃ．速度制限
原子炉建屋クレーンの主巻は操作室からの操作が可能であり，補巻は操作室からの操作とクレーンから懸垂された押しボタンスイッチによるペンダント操作が可能である。操作室で操作する場合は，低速−高速の切替運転，ペンダント操作による運転では，可変抵抗器により 10 段階速度で運転が可能である。
また，モノレールホイストについては，クレーンから懸垂された押しボタンスイッチによるペンダント操作が可能である。
各運転操作における運転速度は以下に示すとおりとなる。
第 5.2−2 表

運転速度

主巻及び補巻
運転操作

操作室操作
高速
低速

単位：m/min
ペンダント操作
速度／可変抵抗器目盛

主巻
補巻
横行
走行
モノレールホイスト
運転操作
巻上機
横行

単位：m/min
ペンダント操作

運転操作における各設備操作の運転速度制限により，誤操作等による吊荷の振れを抑制し，吊荷の落下を防止している。

ｄ．過巻防止主巻，補巻，モノレールホイスト巻上装置には，過度の巻上げが発生すると巻上げ動作を自動停止させるために，過巻防止装置（リミットスイッチ）を設けることにより，過巻による吊荷の落下を防止する設計とする。
別添 1-3370

5.2.3運用による落下防止対策(1)

法令点検等による落下防止措置
クレーン等安全規則には，点検の実施や玉掛け作業は有資格者が実施することなどが規定されている。原子炉建屋クレーンによる燃料集合体や内挿物の移送作業においても，この規定に基づく作業前点検等を行い，クレーンや玉掛用具の故障や不具合によって取扱工具などが使用済燃料プールに落下することを防止する設計とする。
また，燃料取替機においても，作業前点検等を実施することにより，原子炉建屋クレーン同様，取扱工具などが使用済燃料プールに落下することを防止する設計とする。

クレーン等安全規則（抜粋）第三節 定期自主検査等第二章 クレーン（定期自主検査）第三十四条 事業者は，クレーンを設置した後，一年以内ごとに一回，定期に，当該ク
レーンについて自主検査を行なわなければならない。ただし，一年をこえる
期間使用しないクレーンの当該使用しない期間においては，この限りでない。
２
事業者は，前項ただし書のクレーンについては，その使用を再び開始する
際に，自主検査を行なわなければならない。
３
事業者は，前二項の自主検査においては，荷重試験を行わなければならない。ただし，次の各号のいずれかに該当するクレーンについては，この限りでない。
一 当該自主検査を行う日前二月以内に第四十条第一項の規定に基づく荷重試験を行ったクレーン又は当該自主検査を行う日後二月以内にクレーン検査証の有効期間が満了するクレーン
二 発電所，変電所等の場所で荷重試験を行うことが著しく困難なところに設置されており，かつ，所轄労働基準監督署長が荷重試験の必要がないと認めたクレーン
４
前項の荷重試験は，クレーンに定格荷重に相当する荷重の荷をつって，つり上げ，走行，旋回，トロリの横行等の作動を定格速度により行なうものとする。
第三十五条 事業者は，クレーンについて，一月以内ごとに一回，定期に，次の事項について自主検査を行なわなければならない。ただし，一月をこえる期間使用
しないクレーンの当該使用しない期間においては，この限りでない。
一 巻過防止装置その他の安全装置，過負荷警報装置その他の警報装置，ブレーキ及びクラツチの異常の有無
二 ワイヤロープ及びつりチエーンの損傷の有無
三 フック，グラブバケツト等のつり具の損傷の有無
四 配線，集電装置，配電盤，開閉器及びコントローラーの異常の有無
五 ケーブルクレーンにあっては，メインロープ，レールロープ及びガイロー
プを緊結している部分の異常の有無並びにウインチの据付けの状態

別添 1-3471

（作業開始前の点検）第三十六条 事業者は、クレーンを用いて作業を行なうときは、その日の作業を開始す
る前に、次の事項について点検を行なわなければならない。
一 巻過防止装置、ブレーキ、クラツチ及びコントローラーの機能
二 ランウエイの上及びトロリが横行するレールの状態
三 ワイヤロープが通っている箇所の状態
第八章 玉掛け
第一節 玉掛用具（作業開始前の点検）
第二百二十条 事業者は、クレーン、移動式クレーン又はデリツクの玉掛用具であるワ
イヤロープ、つりチエーン、繊維ロープ、繊維ベルト又はフック、シャッ
クル、リング等の金具（以下この条において「ワイヤロープ等」という。）
を用いて玉掛けの作業を行なうときは、その日の作業を開始する前に当該
ワイヤロープ等の異常の有無について点検を行なわなければならない。
２
事業者は、前項の点検を行なつた場合において、異常を認めたときは、直ちに補修しなければならない。
第八章 玉掛け
第二節 就労制限（就労制限）
第二百二十一条 事業者は、令第二十条第十六号に掲げる業務 ※ （制限荷重が一トン以上の揚貨装置の玉掛けの業務を除く。）については、次の各号のいずれかに該当する者でなければ、当該業務に就かせてはならない。
一 玉掛け技能講習を修了した者
二 職業能力開発促進法（昭和四十四年法律第六十四号。以下「能開法という。）第二十七条第一項の準則訓練である普通職業訓練のうち、職業能力開発促進法施行規則（昭和四十四年労働省令第二十四号。以下「能開法規則」という。）別表第四の訓練科の欄に掲げる玉掛け科の訓練（通信の方法によって行うものを除く。）を修了した者
三 その他厚生労働大臣が定める者※令第二十条第十六号に掲げる業務とは，つり上げ荷重が一トン以上のク
レーンの玉掛けの業務が含まれる。

(2)

吊荷取扱設備の待機場所等による落下防止措置
燃料取替機及び原子炉建屋クレーンは，通常時，使用済燃料プール上への待機配置を行わないこととし，使用済燃料プール上に落下することを防止する設計とする。また，原子炉建屋クレーンを使用した吊荷作業時においては，可動範囲をインターロックにより制限することで，吊荷等が使用済燃料プールに落下することを防止する設計とする。
別紙 3 に燃料取替機及び原子炉建屋クレーンにおける待機場所等について，別紙 4 に原子炉建屋クレーンのインターロックについて示す。

別添 1-3572

(3)異物混入防止対策による落下防止措置
使用済燃料プールは，異物混入防止エリアを設置することで，異物混入による使用済燃料プールの損傷を未然に防止することとしている。管理項
目として，出入口は原則１箇所とし，作業員による当該エリアでの物品の持込み，持出しについては監視員による確認等を行い，不要物品等の持込みを制限することで，落下防止対策が図られている。
別紙 5 に使用済燃料プール周辺における異物混入防止エリアの概要を示す。

5.3

評価フローⅢの抽出結果

5.3.1

落下防止対策を実施することにより落下評価が不要となるもの

評価フローⅡで検討要となった重量物について，5.2.1「耐震評価による落下防止対策」，5.2.2「設備構造による落下防止対策」，及び 5.2.3「運用による落下防止対策」を実施することで，使用済燃料プールへの落下時影響評価は不要とする。

別添 1-36

73

6.
(1)

重量物の評価結果
評価結果
使用済燃料プールへの落下時影響評価が必要な重量物の評価結果について第 6.1−1 表に示す（抽出した機器の重量は，系統設計仕様書，機器設計
仕様書，外形図，構造図及び製作図を参照した）。

(2)

まとめ
今回新たに追加された重量物落下に関する規制要件への適合状況を確認するため，「2．使用済燃料プールへの落下を検討すべき重量物の抽出」に基づき，落下時影響評価が必要な重量物を選定した。
評価フローⅠ及び評価フローⅡにおいて，使用済燃料プールへの落下により使用済燃料プールの機能を損なうおそれがある重量物として，原子炉
建屋原子炉棟，燃料取替機，原子炉建屋クレーン及び吊荷等の設備を選定した。
評価フローⅢにおいて，設備構造上の落下防止措置の確認及び運用状況の確認を実施し，落下防止対策が適切に実施されていることを確認した。
また，耐震評価による確認として，基準地震動 Ss に対して落下防止のために必要な強度を有する設計とする。
以上のことから，今回新たに追加された重量物落下に関する規制要件について，適合していることを示すことが可能である。
今回抽出した設備等以外の設備等で，今後，使用済燃料プール周辺に設置する，または取り扱う設備等については，本評価フローの考え方に基づき，使用済燃料プールへの落下時影響評価の要否判定を行い，評価が必要となったものに対しては落下時影響評価を行い，必要に応じて適切な落下防止対策を実施する。
別添 1-3774

第 6.1−1 表
評価フローⅠ
評価①
番号

抽出した設備等1

使用済燃料プールへの落下時影響評価が必要な重量物の評価に関する整理表
評価フローⅡ
評価②

評価フローⅢ
評価③
選定 a.地震による落下
結果 設備等の破損
エネルギー
対策①

b.吊荷取扱装置の故障等

評価フローⅣc.吊荷取扱装置の誤操作

配置

重量

高さ

対策②

対策③

対策②

対策③

原子炉建屋

×

特定不可

〜約 35ｍ

―

×

○
耐震評価

―

―

―

―

2

燃料取替機

×

約 23ｔ

約 12m

約 2.7MJ

×

○
耐震評価

―

○
点検

―

3

原子炉建屋クレーン

×

約 48ｔ

約 20m

約 9.4MJ

×

○
耐震評価

―

○
点検

―

4

その他クレーン類

×

約 1000kg

約 17m

約 167kJ×○
耐震評価

フェ イル セ ーフ 機構

5

PCV（取扱具含む）

○

―

―

―

○

―

―

―

○

○
点検

6

RPV（取扱具含む）

×

約 4.6t

約 14m

約 631kJ×―○

フェ イル セ ーフ 機構

○
点検

7

内挿物（取扱具含む）

×

約 430kg

約 12m

約 50.6kJ

×

○
耐震評価

フェ イル セ ーフ 機構

○
点検

8

プール内ラック類

×約 7.5ｔ

―

―

○

―

―

―

別添 1-38

9

プールゲート類×約 2.7t

約 12m

約 318kJ

×

―

10

キャスク

×

約 120t

約 14m

約 16.5MJ

×

―

11

電源盤類

○

―

―

―

○

―

12

フェンス・ラダー類

×約 300 ㎏

約 12m

約 24kJ×―○
フェ イル セ ーフ 機構○
フェ イル セ ーフ 機構

○
点検
○
点検

―

―

○

○
点検

フェ イル セ ーフ 機構

○

不要

○

不要

○

不要

―

○

不要

―

―

不要

―

○

不要

―

○

不要

―

―

不要

―

○

不要

○

○
可動範囲制限

○

不要

―

―

―

不要

―

○

不要

―

○

不要

○
○
使用済燃料プール
有資格者作業外待機○○
使用済燃料プール
有資格者作業外待機○

速度 制限 ， 過巻 防止 ，有資格者作業フッ ク外 れ 止め

―

―

落下時の
影響評価※

―

○

○
速度 制限 ， 過巻 防止 ，有資格者作業フッ ク外 れ 止め○○

速度 制限 ， 過巻 防止 ，有資格者作業フッ ク外 れ 止め

―
○

―
○

速度 制限 ， 過巻 防止 ，有資格者作業フッ ク外 れ 止め○

速度 制限 ， 過巻 防止 ，有資格者作業フッ ク外 れ 止め―○○
速度 制限 ， 過巻 防止 ，有資格者作業フッ ク外 れ 止め○○

フェ イル セ ーフ 機構

○
点検

―

―

―

―

―

―

―

不要

―

―

―

―

―

―

―

不要

―

○

不要

―

○

不要

―

―

不要

―

○

不要

13

装置類

×

約 800 ㎏

約 12m

約 94kJ×―14

作業用機材類×＜100kg

約 12m＜11.8kJ○×＜300kg

約 4m＜11.8kJ○

15 計器・カメラ・通信機器類○○

d.吊荷取扱設備の
選定結果
待機位置等
※
対策③

16

試験・検査用機材類

×約 500kg

約 14m

約 69ｋJ×―

17

コンクリートプラグ・ハッ
チ類

×

約 7.5t

約 14m

約 1.0MJ

×

―

18

空調機

○

―

―

―

○

―

19

その他

×

約 1000kg

約 14m

約 137kJ×―○○
フェ イル セ ーフ 機構○
点検

フェ イル セ ーフ 機構

○
点検

―

―

○

○
点検

○

フェ イル セ ーフ 機構

速度 制限 ， 過巻 防止 ，有資格者作業フッ ク外 れ 止め○○

速度 制限 ， 過巻 防止 ，有資格者作業フッ ク外 れ 止め○○

速度 制限 ， 過巻 防止 ，有資格者作業フッ ク外 れ 止め

―
○

―
○

速度 制限 ， 過巻 防止 ，有資格者作業フッ ク外 れ 止め

【凡 例の 説 明】 ○： 次 のス テ ップ の評 価 は不 要 ×： 次 ステップ の 評価 が必 要 −： 対象 外 又は 評価 不 要【評 価フ ロ ーⅡ によ る 評価 基 準】 ・ 評 価① ： 設 置状 況等に より ， 使用 済燃 料 プー ルへ の 落下 が想 定 され な い設 備等 は 「○ 」， 落下 が 想定 され る 設備 等は 「×」・ 評 価②：模 擬 燃料 集合 体 の落 下エ ネル ギ ー＝ 15.504kJ（ 310kg×5.1m×9.80665m/s2） 以上 の場 合 は「 ×」、 未 満 の場 合は 「 ○」・ 選 定結 果：評 価① も しく は評 価 ②が 「○ 」 であ れば 選 定結 果 を「 ○」、落 下時 影響 評 価は 「不 要 」と す る。。 選 定結 果が 「×」の 場 合は 評価 フ ロー Ⅲに よ る評価 を実 施 する 。
【評 価フ ロ ーⅢ によ る 評価 基 準】・ 評 価③： a,b,c,d の落 下 原因 に 対し て適 切な 落下 防 止措 置が 確 認さ れ た場 合は 「 ○」，そ れ以 外 は「×」・ 選 定結 果：a,b,c,d の 項目 全て が「 ○」 で あれ ば評 価 フロ ー Ⅲの 選定 結 果を 「○ 」， 落 下時 の影 響 評価 は「 不 要」。a,b,c,d の 項目 に一 つ でも 「×」が あ れば選 定結 果 を「 ×」，落下 時の 影 響評 価「 必 要」。

※耐 震評 価 によ る確 認 をも っ て， 選定 結 果「 ○」 と し， 落下時 の影 響 評価 を「 不 要」 とす る 。

75

別紙 1
燃料集合体落下時の使用済燃料プールライニングの健全性について

燃料の貯蔵設備については，「発電用軽水型原子炉施設に関する安全設計審査指針」の指針 49 に以下の記載がある。

指針 49．燃料の貯蔵設備及び取扱設備
２．使用済燃料の貯蔵設備及び取扱設備は，前項の各号に掲げる事項のほか，次の各号に掲げる事項を満足する設計であること。
（４）貯蔵設備は，燃料集合体の取り扱い中に想定される落下時においても，その安全機能が損なわれるおそれがないこと。

使用済燃料プールへの燃料集合体落下については，模擬燃料集合体を用いた
気中落下試験を実施し，万一の燃料集合体の落下を想定した場合においても，
ライニングが健全性を確保することを確認している ※1 。
試験結果としては，ライニングの最大減肉量は初期値 3.85 ㎜に対して 0.7 ㎜であった。また，落下試験後のライニング表面の浸透探傷試験の結果は，割れ等の有害な欠陥は認められず，燃料落下後のライニングは健全であることが確
認された。

※1

「沸騰水型原子力発電所燃料集合体落下時の燃料プールライニングの健全性について」（HLR-050）

別添 1-3976

図 1 は，気中による模擬燃料集合体の落下試験の方法を示したものである。
水中の燃料集合体重量（内挿物を含む）は，本試験で使用した模擬燃料集合体の重量未満であり，燃料集合体の高さについても，本試験の落下高さ未満となっている。また，燃料集合体の落下時は，水の抵抗による減速効果が期待できることから，この試験は保守的な評価結果となっている。

図1

模擬燃料集合体落下試験方法

図 1 に示す落下試験における模擬燃料集合体質量は，燃料チャンネルボック
スを含めた状態で 310kg と保守的 ※2 であり，燃料落下高さは燃料取替機による燃料移送高さを考慮し，5.1m と安全側である。
※2

東海第二発電所にて取り扱っている燃料集合体質量（燃料チャンネル
ボックス含む）は，310kg 未満である。
別添 1-4077

別紙 2
使用済燃料プールと原子炉建屋原子炉棟 6 階床面上設備等との離隔概要について評価フローⅡにおける「設置状況による選定」にて「検討不要」とした各項
目の設備等については，使用済燃料プール手摺り外側にて設置，保管及び取り扱う設備等であり，使用済燃料プールと離隔距離を確保し，使用済燃料プールへ落下するおそれはない。
また，分電盤，制御盤等については，離隔距離を確保し配置されていることに加え，床や壁面にボルト等にて固定または固縛されている設備等であることから，使用済燃料プールへ落下することはない。
表 1 に，評価フローⅡにおける「設置状況による選定」にて検討不要とした設備等の落下防止分類を示し，図 1 にこれら設備等と使用済燃料プールとの配置関係を示す。

別添 1-4178

表 1 評価フローⅡにおける「設置状況による選定」にて検討不要とした設備等の落下防止分類番号

抽出項目

5

PCV（取扱具含む）

11

18

電源盤類

空調機

落下防止

No

詳細

1

PCV ヘッド①

2

PCV ヘッド吊り具①

3

照明用トランス①，②

4

照明用分電盤①，②

5

チャンネル着脱機制御盤①，②

6

作業用分電盤

①，②

7

中継端子箱

①，②

8

原子炉建屋クレーン電源切替盤，操作盤①，②

9

水中照明電源箱①，②

10

シッピング用操作盤部

①，②

11

シッピング動力盤

①，②

12

開閉器

①，②

13

キャスクピット排水用電源盤

①，②

14

空調機

①，②

15

FHM 操作室空調機

①，②

分類

【落下防止分類】①使用済燃料プール周りに設置される手摺りの外側に設置，保管及び扱い②床または壁面への固定

別添 1-4279

図１

使用済燃料プールと周辺設備の配置図

別添 1-4380

別紙 3
燃料取替機及び原子炉建屋クレーンの待機場所について

燃料取替機及び原子炉建屋クレーンは，通常時，使用済燃料プール上へ待機配置しない運用とすることで，使用済燃料プールへの落下は防止される。
以下に，東海第二発電所の燃料取替機及び原子炉建屋クレーンの通常時待機範囲を示す。

図2

燃料取替機待機範囲

別添 1-4481図3

原子炉建屋クレーン待機範囲

別添 1-4582

別紙 4
原子炉建屋クレーンのインターロックについて

原子炉建屋クレーンは，使用済燃料プール上を重量物及びキャスクが走行及び横行できないように可動範囲を制限するインターロックを設けている。

原子炉建屋クレーン走行レール及び横行レールは原子炉建屋原子炉棟運転床
面全域を走行及び横行できるよう敷設されているが，重量物及びキャスクの移送を行う際には，重量物及びキャスクが使用済燃料プール上を通過しないよう，
レールに沿って設置されたリミットスイッチ及びインターロックによる移送範囲の制限により，使用済燃料プールへの重量物及びキャスクの落下を防止する設計とする。
インターロックには 3 つのモードがあり，取り扱う重量物に応じてモード選択を行い，移送範囲を制限することで，使用済燃料プールへの重量物及びキャスクの落下を防止している。
原子炉建屋クレーンの重量物移送及びキャスク移送のインターロックによる移送範囲とリミットスイッチ展開図の関係を図 1，2 に示す。

別添 1-4683図1

原子炉建屋クレーンのインターロック（B モード）による重量物移送範囲とリミットスイッチ展開図

別添 1-4784図2

原子炉建屋クレーンのインターロック（A モード）によるキャスク移送範囲とリミットスイッチ展開図

別添 1-4885

別紙 5
使用済燃料プール周辺における異物混入防止区域について

東海第二発電所の使用済燃料プール周りは，異物混入防止管理区域に指定されており，運転中及び定検中において，使用済燃料プール周辺で作業を実施す
る際は異物混入防止エリアを設定し，持ち込み物品を制限することで使用済燃料プールへの異物混入による損傷を未然に防止している。

図1

原子炉建屋 6 階異物混入防止管理区域

別添 1-4986

補足説明資料 1
燃料取替機 主ホイスト（ワイヤロープ，グラップルヘッド，ブレーキ）の健全性評価について
1.

評価方法
吊荷位置（上限〜下端）でワイヤロープの固有周期が変動するため，ワイヤロープの固有周期帯より，最も大きな震度を床応答スペクトルから算出し，各部に作用する荷重を算出する。当該算出荷重により，各部の強度評価を行うこととする。

2.

評価条件
評価用地震動：基準地震動 Ss
方向：鉛直
吊荷重量：定格荷重
吊荷位置：上下方向床応答スペクトルとワイヤロープの固有周期を考慮し
た位置

3.

評価結果
燃料取替機主ホイスト（ワイヤロープ，グラップルヘッド，ブレーキ）の健全性評価結果は，評価が終了した後，下記表１裕度整理表にて示すこととする。（注１）
表1
設備
燃料取替機

取替機主ホイスト各部 裕度整理表
部位
裕度
※１
（注１）
ワイヤロープ
※１
（注１）
フック
グラップル
※１
ヘッド
シャフト
（注１）
※１
ブレーキ
（注１）

判定基準値
（注１） ※２（注１） ※２（注１） ※２（注１） ※２※１ 燃料取替機のワイヤロープ，フック，シャフトの構造については図 5.2.7 及び図
5.2.8 参照。ブレーキの構造については図 5.2.6 参照。
※２ 本評価結果は，静的荷重によるものであり，地震動による吊荷の衝撃荷重等は考慮しないこととする。

別添 1-5087

補足説明資料 2
原子炉建屋クレーン 主巻（ワイヤロープ，フック，ブレーキ）の健全性評価について
1.

評価方法
原子炉建屋クレーン本体評価モデルをベースとし，ワイヤ部に非線形ばね要素を設定した時刻歴解析を実施し，全時刻での発生荷重の最大値から，クレーン吊具各部の強度評価を実施することとする。

2.

評価条件
評価用地震動：基準地震動 Ss
方向：水平，鉛直
吊荷重量：定格荷重
吊荷位置：上端
トロリ位置：ブリッジ中央

3.

評価結果
原子炉建屋クレーン主巻（ワイヤロープ，フック，ブレーキ）の健全性評
価結果は，評価が終了した後，下記表１裕度整理表にて示すこととする。
（注１）

表2
設備

原子炉建屋クレーン主巻各部 裕度確認整理表
部位
裕度
判定基準値
※１
（注１）
（注１） ※２
ワイヤロープ
原子炉建屋クレーン
フック ※１（注１）（注１） ※２ブレーキ ※１（注１）（注１） ※２※１原子炉建屋クレーンのワイヤロープ，フックについては第 5.2.10 図参照，ブレーキの構造については，図 5.2.9 参照。
※２ブレーキについて，制動力を上回る負荷トルクが発生し，スリップすることが考えられるが，地震による加速度は交番加速度であり，スリップは一時的なものと考えられ，
大きく落下することはない。なお，基準地震動 Ss 時における定格荷重でのすべり量
は，評価にて算出する。

別添 1-5188

補足説明資料 3
燃料取替機及び原子炉建屋クレーンの落下防止対策○燃料取替機
燃料取替機は，走行，横行レールからの浮上りによる脱線を防止するため，脱線防止装置を設置する。脱線防止装置は，レールの頭部を脱線防止装置にて抱き込む構造であり，燃料取替機の浮上りにより走行，横行レールより脱線しない構造とする。
なお，各レールにはレール走行方向に対する脱線を防止するため，ストッパが設置されているが，地震時等に走行，横行レール上を燃料取替機，トロリが滑り，仮に本ストッパが損傷したとしても，走行レールについては建屋壁面との離隔距離より，燃料取替機の全車輪がレールから脱線するおそれは無く，横行レールについては，ブリッジ上部にレールが敷設されており，トロリが脱線したとしても走行レール外側（使用済燃料プールエリア外）へ脱線することか
ら，使用済燃料プールに落下することはない。

図1

燃料取替機走行レールと壁面距離

別添 1-5289

○原子炉建屋クレーン
原子炉建屋クレーンは，走行，横行レールからの浮上りによる脱線を防止するため，脱線防止装置を設置する。脱線防止装置は，ランウェイガーダ当り面，横行レールに対し，浮上り代を設けた構造であり，クレーンの浮上りにより走行，横行レールより脱線しない構造とする。
なお，各レールにはレール走行方向に対する脱線を防止するため，ストッパが設置されているが，地震時等に走行，横行レール上を原子炉建屋クレーン，
トロリが滑り，仮に本ストッパが損傷したとしても，各レールと建屋壁面との離隔距離より，原子炉建屋クレーン，トロリがレールから脱線するおそれは無く，使用済燃料プールに落下することはない。

図2

原子炉建屋クレーン走行，横行レールと壁面距離

別添 1-5390

補足説明資料 4
過去トラブル事例に対する対応状況について

女川原子力発電所 1 号炉及び福島第二原子力発電所 3 号炉 原子炉建屋天

1.

クレ一ン走行部損有事象について

1.1

事象概要
女川原子力発電所 1 号炉の原子炉建屋天井クレーンについて，平成 23 年 9月 12 日に東北地方太平洋沖地震後の走行確認を実施していたところ，異音が確認された。その後の詳細点検において，走行部内部の軸受が損傷していることが確認された（図 1 参照）。原因調査の結果，事象の原因は以下のとおりであった。
・東北地方太平洋沖地震に伴う軸方向の地震荷重により軸受つば部が損傷した。
・損傷したつば部の破片が，軸受コロに挟まれ，その後の当該クレーンの異音調査のための走行に伴い，軸受の損傷が拡大した。
また，本事象の再発防止対策として女川原子力発電所 1 号炉では，当該走行部を含む全ての走行部について，軸方向の荷重影響を受けにくい軸受を採用した新品の走行部に交換している（図 2 参照）。
なお，東北地方太平洋沖地震に伴う類似の事象は福島第二原子力発電所 3号炉においても確認されている（図 3 参照）。

1.2

東海第二発電所への水平展開の必要性について
以下の観点から，本事象の東海第二発電所への水平展開は不要と判断している。

別添 1-5491

・本事象は，原子炉建屋天井クレーン走行部の軸受の一部が損傷していたものであるが，仮に全ての走行部軸受が機能喪失したとしても，東海第二発電所の原子炉建屋クレーンがランウェイ上から落下することはないと考えられる。
・東海第二発電所の原子炉建屋クレーン走行部の軸受については，月次点
検や年次点検時に行う走行確認で異常を検知することが可能であり，異常が検知された場合に当該部を交換することで復旧可能である。
なお，異常発見時，速やかに復旧作業を行うため，軸受については予備品を保有することとしている。

図1

女川原子力発電所 1 号炉

原子炉建屋クレーン走行部等構造図（平成 25 年 11 月 21 日

東北電力プレス資料より抜粋）

別添 1-5592

図2

女川原子力発電所 1 号炉

（平成 25 年 11 月 21 日

従来軸受と取替軸受の比較

東北電力プレス資料より抜粋）

図 3 福島第二原子力発電所 3 号炉
（平成 25 年 12 月 25 日

原子炉建屋クレーンの損傷状況について
東京電力プレス資料より抜粋）

別添 1-5693

2．

柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉

原子炉建屋クレーン走行伝動用継手部の破損事象について

2.1

事象概要
柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉の原子炉建屋クレーンについて，平成 19 年 7

月 24 日に新潟県中越沖地震後の設備点検を実施していたところ，走行伝動用継手（以下，ユニバーサルジョイントという。）が南側走行装置と北側走行装置の両側で破損していることを確認した（図 4 参照）。原因調査の結果，事象の原因は以下のとおりであった。
・地震発生時，原子炉建屋クレーンは停止している状態であり，走行車輪
はブレーキ（電動機側に設置されている）が掛かっている状態であった。
・地震動により強制的にクレーン走行方向の力が発生し，走行車輪に回転しようとする力が作用したが，電動機側の回転を阻止する力（ブレーキ）の相反する作用により，走行車輪と電動機をつなぐユニバーサルジョイ
ントに過大なトルクが発生し，破損に至った。

2.2

東海第二発電所への水平展開の必要性について
東海第二発電所は設備構造上の違いからユニバーサルジョイントを使用していないため，水平展開は不要と判断している。

別添 1-5794

図 4 柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉

原子炉建屋クレーンの損傷状況について

別添 1-5895

3.

その他トラブル事例に対する対応状況について

原子炉建屋クレーンに限らず，社外で発生したトラブル事例については，
海外情報を含め，WANO，原子力安全推進協会，BWR 事業者協会等を通じて情報を収集している。
入手した情報については，社内要領に従い，社内検討会にてスクリーニン
グを行い，対応が必要と判断された案件については，当社における現状調査
や予防処置の検討を実施することとしている。トラブル情報の処理フローについて図 5 に示す。
処理方法の詳細については，以下のとおり。

①

発電管理室及び東海第二発電所は，入手したトラブル情報等について，
水平展開要否の検討を行う。また，発電管理室は，検討が必要と判断した場合，東海第二発電所に検討を依頼する。

②

東海第二発電所は，関連室にて「同様・類似設備の有無」，「発生プラン
トで行われた各対策に対する水平展開の要否及びその理由」等について検討し，トラブル検討会にてその妥当性を審議する。

③

発電管理室は，トラブル検討会の審議結果を情報検討会に付議し，東海
第二発電所の審議結果の妥当性を確認する。

④

東海第二発電所は，対策を実施する。

⑤

発電管理室は，トラブル検討が完了したことを管理リストへ反映する。

別添 1-5996

トラブル情報①①
水平展開要否の検討

水平展開要否の検討【発電管理室】【東海第二発電所】

③

②

情報検討会
(1)対策実施方針の検討・確認・調整(2)発電所検討結果の確認・調整

トラブル検討会(1)対策の審議・決定(2)情報の周知【発電管理室】【東海第二発電所】⑤④
管理リストに登録

対策の実施【発電管理室】
図5【東海第二発電所】

トラブル情報の処理フロー

別添 1-6097

補足説明資料 5
新燃料の取り扱いにおける落下防止対策

新燃料は，原子炉建屋クレーン及び燃料取替機にて取り扱われ，原子炉建屋
原子炉棟内に搬入後，検査を行い，所定の場所（新燃料貯蔵庫，又は使用済燃料プール）へ保管され，燃料装荷の際に炉心へと移送される。
新燃料の取り扱いに係る移送フロー及び経路（例）を図 1 に示す。
＜新燃料移送フロー＞① 原子炉建屋 6 階への搬入② 新燃料検査台への移送（バイパスすることもある）③ 新燃料貯蔵庫へ移送・保管④ チャンネル着脱機への移送⑤ 使用済燃料プールへの移送⑥ 炉心への移送
図1

新燃料の取り扱いに係る経路（例）

図 1 に示すとおり，新燃料の取り扱いに係る移送時においては，可能な限り
使用済燃料プール上を移送しない運用にて新燃料の使用済燃料プールへの落下を防止しているが，チャンネル着脱機 ※ に装荷する際には使用済燃料プール上を移送することとなる。
原子炉建屋クレーンは，動力源喪失時にて自動的にブレーキがかかる機能を有しているとともに，フックには外れ止め金具が装備されており，新燃料の落
別添 1-6198

下を防止する構造としており，速度制限，過巻防止用のリミットスイッチにより，誤操作等による新燃料の落下は防止される。

炉心への燃料装荷の際には，燃料取替機による新燃料移送作業を行うこととなるが，燃料取替機についても，駆動源喪失時等における種々のインターロッ
クが設けられており，新燃料の落下は防止される。

※

チャンネル着脱機は，新燃料を原子炉建屋クレーンから燃料取替機へ受け渡す中継作業時に使用。

別添 1-6299

補足説明資料 6
キャスク取り扱い作業時における使用済燃料プールへの影響

キャスクの取り扱い作業は原子炉建屋クレーンを使用し，機器ハッチより原
子炉建屋原子炉棟 6 階床面ヘキャスクの移送を行い，キャスクピットにて燃料の装荷作業が行われる。作業概要について図 1 に示す。
本作業時における原子炉建屋クレーンの運転は，キャスクが使用済燃料プー
ル上を通過することがないよう，インターロックによる可動範囲制限を行うことで，使用済燃料プールへのキャスクの落下は防止される設計としている。
また，原子炉建屋クレーンはインターロックによる運転の他，動力源喪失時にて自動的にブレーキがかかる機能を有しているとともに，フックには外れ止め金具が装備されており，速度制限，過巻防止用のリミットスイッチも設けられていることから，キャスクの落下は防止される設計としている。

なお，キャスクピットでのキャスク取り扱い時に，仮に地震等にて原子炉建屋クレーンの各ブレーキ（横行，走行，巻上下）の機能が喪失した場合，キャスクは横行，走行方向及び鉛直方向に滑る恐れがあるが，キャスクをキャスク
ピットにて取り扱う際には，キャスクピットを使用済燃料プールと隔離して，
キャスクピット単独で水抜き等を実施するためのキャスクピットゲートが設置されるため，キャスクが横行，走行方向及び鉛直方向に滑った ※１，２ としても，使用済燃料プール水位維持のためのライニング健全性は維持される。

※1

キャスク取り扱い時は，インターロック運転により可動範囲が制限されること及びキャスクピットはキャスクピットゲートにより燃料プールと隔離されることから，キャスクが横行，走行方向に滑ったとしてもキ

別添 1-63100

ャスクがキャスクピットエリア外の燃料プール内に落下することはない
ものと考える。

※2

鉛直方向ブレーキについて，制動力を上回る不可トルクが発生した場
合のすべり量は，基準地震動 Ss 時の評価にて示すこととする。

別添 1-64101

① キャスク搬入 （キャスク除染ピット）② キャスクピットゲート取付け⑧ キャスクピットゲート取外し③ キャスクピット水抜き⑨ 使用済燃料装荷④ キャスクピット吊具取付け⑩ キャスクピットゲート取付け⑤ キャスク移動（キャスクピット）⑪ キャスクピット水抜き⑥ キャスクピット吊具取外し⑫ キャスク吊具取付け⑦ キャスクピット水張り⑬ キャスク移動

図1

キャスク取り扱い作業フロー
別添 1-65102

キャスクの種類
番号

名称

1

キャスク（NFT-32B 型）

2ドライキャスク（A 社製）

3

ドライキャスク（B 社製）

4

ドライキャスク（C 社製）

図2

外形（mm）

キャスクとキャスクピットゲートの位置関係

別添 1-66103

補足説明資料 7

キャスク吊具によるキャスクの吊り方について

キャスクは，原子炉建屋クレーン（主巻）にキャスク吊具を取付けて移送する。キャスクを移送する場合，キャスクとキャスク吊具は 4 か所のキャスクト
ラニオンをキャスク吊具で支持されている。また，キャスク吊具と原子炉建屋
クレーンはキャスク吊具の支持ピン（2 本）とクレーンフックで支持されている。

図1

キャスク吊具の構造図

別添 1-67104

105

別添資料２

東海第二発電所

使用済燃料プール監視設備について

106

＜目

1.

次＞

使用済燃料プール監視設備（設計基準対象施設）
1.1

概要

1.2

使用済燃料プール監視設備（設計基準対象施設）について

1.3

使用済燃料プール監視設備（設計基準対象施設）の計測結果の記録及び保存について

1.4

使用済燃料プール監視設備（設計基準対象施設）の電源構成について

1.5

使用済燃料プール監視設備（設計基準対象施設）の設置場所について（別紙 1）各計測装置の記録及び保存について（別紙 2）使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）について（別紙 3）警報設定値について

107

1.

使用済燃料プール監視設備（設計基準対象施設）

1.1

概要
平成 25 年 7 月 8 日に施行された新規制基準のうち，「実用発電用原子炉
及びその付属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則」（以下「設置許可基準規則」という。）第十六条第 3 項（燃料体等の取扱施設及び貯蔵施
設）において，「使用済燃料貯蔵槽の水位及び水温並びに燃料取扱場所の放射線量を測定できる設備」の設置が要求されている。
このため，使用済燃料プールの水位及び水温並びに燃料取扱場所の放射線量を監視する，設計基準対象施設である使用済燃料プール監視設備について，以下のとおり基準適合性を確認した。

1.2

使用済燃料プール監視設備（設計基準対象施設）について設置許可基準規則第十六条第 3 項にて要求されている「使用済燃料貯蔵槽の水位及び水温並びに燃料取扱場所の放射線量を測定できる設備」については，使用済燃料プール水位，使用済燃料プールライナードレン漏えい検知，燃料プール冷却浄化系ポンプ入口温度，使用済燃料プール温度，燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ，原子炉建屋換気系燃料取替床排
気ダクト放射線モニタ，原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モニタを設置しており，使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）を設置する設計としている。また，使用済燃料プールの水位低下，上昇及び温度上昇並びに使用済
燃料プール付近の放射線量の異常を検知し，中央制御室に警報を発信する機能を有している。（第 1.2−1 表参照）
さらに，外部電源が利用できない場合においても，「発電用原子炉施設の状態を示す事項（以下「パラメータ」という。）」として，使用済燃料プールの水位及び水温並びに燃料取扱場所の放射線量を監視する，使用済燃料プ
別添 2−1108

ール水位，使用済燃料プールライナードレン漏えい検知，燃料プール冷却浄化系ポンプ入口温度，使用済燃料プール温度，使用済燃料プール水位・温度（SA 広域），燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ，原子炉建屋換
気系燃料取替床排気ダクト放射線モニタ，原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モニタについて，非常用所内電気設備からの電源供給により監視継続が可能であるとともに，測定結果を表示，記録し，これを保存することとしている。

別添 2−2109

第 1.2−1 表

使用済燃料プール監視設備（設計基準対象施設）一覧（１／２）

名称

検出器種類

測定範囲の考え方

使用済燃料プール
水位

ディスプレ
ーサ／フロ
ート式

水位が通常水位 N.W.L.
（EL.46,195mm）近傍であ
ること。

フロート式

燃料プール冷却浄化系ポンプ入口温度

熱電対式

使用済燃料プール温度

熱電対式

別添 2−3

使用済燃料プール
ライナードレン漏
えい検知

使用済燃料プール
水位・温度（SA 広
域）

ガイドパル
ス式
測温抵抗体
式

使用済燃料プールライナー
部からの漏えいを検知すること。
燃料プール温度は，燃料プール冷却浄化系により52℃以下に維持されており，使用済燃料プールの水が通常温度より高くなったことを検出するため，プール水の最高許容温度 65℃を包含して測定できる範囲としている。また，燃料プール冷却浄化系ポンプ入口
温度は，使用済燃料プール
温度が監視できる十分な測定範囲としている。
使用済燃料プール上端近傍から燃料ラック下端まで計測できること。
使用済燃料プール温度の異常な上昇の監視及び冷却状態が把握できること。

測定範囲

−

−

警報設定値
水位低：EL.46,053 ㎜（通常水位-142 ㎜）
水位高：EL.46,231 ㎜（通常水位+36mm ）EL.29,415 ㎜（ドレン止め弁（EL.29,150 ㎜）+265 ㎜）

設置場所

個数

耐震重要
度分類

原子炉建屋
原子炉棟 6
階

2

C

原子炉建屋
原子炉棟 4階

1B

0〜300℃

−

原子炉建屋
原子炉棟
4階

1

C

0〜100℃

温度高：50℃

原子炉建屋
原子炉棟 6階

1C

水位低：EL.46,000mm（通常水位-195mm）

原子炉建屋
原子炉棟 6
階

1

C（Ss） ※

温度高：50℃

原子炉建屋
原子炉棟 6
階

1

C（Ss） ※

EL.35,077〜
46,577 ㎜
0〜120℃※基準地震動Ｓｓによる地震力に対して，機能を維持する設計とする。

110

第 1.2−1 表
名 称
燃料取替フロア
燃料プールエリ
ア放射線モニタ

原子炉建屋換気
系燃料取替床排
気ダクト放射線
モニタ

別添 2−4

原子炉建屋換気系排気ダクト放
射線モニタ

使用済燃料プール監視設備（設計基準対象施設）一覧（２／２）

検出器種類

測定範囲の考え方

測定範囲

半導体式

燃料取扱場所の遮蔽基準 Bの上限値（0.01mSv/h）を包含して測定できる範囲とする。

10-3〜10１ mSv/h

半導体式

使用済燃料プール区域排気ダクトの放射線レベルを連続的に監視し，原子炉建屋
ガス処理系を起動する設定
値以上が計測できる範囲としている。

10-3〜10１ mSv/h

半導体式

原子炉建屋原子炉棟内から放出される換気空調系排気を連続的に監視し，原子炉建屋ガス処理系を起動する
設定値以上が計測できる範囲としている。

10-4〜1mSv/h

警報設定値

設置場所

個数

耐震重要
度分類

高

バックグラウンドの 10 倍以下

原子炉建屋
原子炉棟 6
階1

C高バックグラウンドの 10 倍以下

原子炉建屋
原子炉棟 6
階4

S高バックグラウンドの 10 倍以下

原子炉建屋
原子炉棟 3
階

4

S

111

(1)

使用済燃料プール水位○計測目的：使用済燃料プールの通常補給レベルの監視及び基準水位（EL.46,195 ㎜以下「N.W.L」）からの水位の異常な低下並びに上昇の監視を目的としている。

○構成概略：水位検出器（ディスプレーサ，フロート式）で検出された使用済燃料プールの水位は，所定の警報設定値に達した場合，
水位低及び水位高の検出信号を中央制御室に発信し，中央制御室に警報が発せられるとともに，プロセス計算機に出力し記録する。（第 1.2−1 図参照）

○警報設定：
水位高：EL.46,231mm（通常水位＋36mm）

使用済燃料プール水位の異常な上昇によって運転操作床面へ
プール水が溢れるのを事前に検知するために設定値を設けている。（第 1.2−2 図及び第 1.2−3 図参照）
水位低：EL.46,053mm（通常水位−142mm）

使用済燃料プールライナーからの漏えい等による異常な水位低下を早期に検知するため，設定値を設けている。
（第 1.2−2 図及び第 1.2−3 図参照）

（注１）プロセス計算機

第 1.2−1 図

使用済燃料プール水位（ディスプレーサ，フロート式）の概略構成図
別添 2−5112

水位検出器EL.46,231 ㎜（水位高）
EL.46,195 ㎜（N.W.L）
EL.46,053 ㎜（水位低）：ディスプレーサ
第 1.2−2 図

使用済燃料プール水位の警報設定値（ディスプレーサ式）

水位検出器

水位検出器

EL.46,231 ㎜（水位高）
EL.46,195 ㎜（N.W.L）
EL.46,053 ㎜
（水位低）
：フロート
断面図
第 1.2−3 図

正面図
使用済燃料プール水位の警報設定値（フロート式）（設備仕様）

個数： 各1

設 置 場 所

： 原子炉建屋原子炉棟 6 階

警報設定値： 水位高 EL.46,231mm（通常水位 ＋36mm）
水位低 EL.46,053mm（通常水位 −142mm）

警

報：「FUEL POOL LEVEL HI／LO」
別添 2−6113

(2)使用済燃料プールライナードレン漏えい検知○計測目的：使用済燃料プールライナーからの漏えいの早期発見を目的としている。
使用済燃料プールライナーから漏えいがある場合，漏えいしたプール水は使用済燃料プールライナードレン漏えい検知系
配管内に溜まる。この漏えいしたプール水を検出することで使用済燃料プールライナーからの漏えいを検知する。

○構成概略：使用済燃料プールライナードレン漏えい検知系配管内に溜まった漏えい水を水位検出器（フロート式）で検出し，使用済
燃料プールライナーからの漏えい量が，所定の警報設定値に達した場合，漏えい水検出信号を発し，中央制御室に警報が発せられるとともに，プロセス計算機に出力し記録する。
（第1.2−4 図参照）

○警報設定：EL.29,415mm（ドレン止め弁（EL.29,150mm）＋265mm）
使用済燃料プールライナードレン漏えい検知系配管内に溜まった漏えい水を早期に検出する。（第 1.2−5 図参照）

（注１）プロセス計算機

第 1.2−4 図

使用済燃料プールライナードレン漏えい検知の概略構成図
別添 2−7114

使用済燃料プール：フロート：フローグラス

使用済燃料

EL.29,415mm（水位高）
EL.29,150mm（ドレン止め弁）

第 1.2−5 図

使用済燃料プールライナードレン漏えい検知の警報設定値（設備仕様）個数： 1

設 置 場所： 原子炉建屋原子炉棟4階

警報設定値： EL.29,415mm（ドレン止め弁（EL.29,150mm）＋265mm）

警： 「FUEL POOL LINER LEAKAGE」

報

別添 2−8115

(3)燃料プール冷却浄化系ポンプ入口温度○計測目的：使用済燃料プール温度の異常な上昇の監視及び冷却状況の監視を目的としている。

○構成概略：燃料プール冷却浄化系ポンプ入口温度は，熱電対にて温度を電気信号へ変換した後，中央制御室に指示及び記録される。
（第 1.2−6 図参照）

○計測範囲：冷却水の異常な温度上昇を監視できるよう，0℃〜300℃の温度計測を可能としている。（第 1.2−7 図参照）
中央制御室

検出器

指示（注１）

記録（注２）（注 1）プロセス計算機（注 2）記録計

第 1.2−6 図

燃料プール冷却浄化系ポンプ入口温度の概略構成図

別添 2−9116

使用済燃料プール
スキマサージ
タンク

検出器

使用済燃料

燃料プール冷却浄化ポンプ

第 1.2−7 図

フィルタ
脱塩器

燃料プール冷却浄化系ポンプ入口温度の設置図（設備仕様）
測 定 範囲：0℃〜300℃

個

数

：

1

設 置 場所：

原子炉建屋原子炉棟 4 階

別添 2−10117

(4)使用済燃料プール温度○計測目的：使用済燃料プール温度の異常な上昇の監視及び冷却水状態の把握を目的とする。

○構成概略：熱電対により検出された水温は，中央制御室の演算装置において温度信号に変換され，中央制御室に指示及び記録されるとともに，所定の警報設定値に達した場合，温度高の検出信号が発信され，中央制御室に警報が発せられる。（第 1.2−8
図参照）○計測範囲：冷却水の異常な温度上昇を監視できるよう，0℃〜100℃の温度計測を可能としている。（第 1.2−9 参照）○警報設定：使用済燃料プール温度は，燃料プール冷却浄化系により，通常 52℃以下で維持されており，これを超える場合には，残留熱除去系を併用し，65℃以下に維持することとしている。これらを考慮し，設定値は 52℃を超えるおそれがあることを検知するために 50℃としている。
中央制御室

検出器
演算装置

警報

記録（注１）（注１）記録計第 1.2−8 図

使用済燃料プール温度の概略構成図
別添 2−11118

EL.46,195mm（N.W.L）

EL.45,995mm

第 1.2−9 図

使用済燃料プール温度の設置図（設備仕様）
測 定 範囲

： 0℃〜100℃

個

： 1

数

設 置 場所： 原子炉建屋原子炉棟 6 階

警報設定値

： 50℃

警

： 「FUEL POOL TEMP HIGH」

報

別添 2−12119

(5)使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）○計測目的（水位）：使用済燃料プール水位の異常な低下の監視を目的とする。

○計測目的（温度）：使用済燃料プール温度の異常な上昇の監視及び冷却状態の把握を目的とする。

○構成概略（水位）：パルス信号を発信し，プール水面から反射したパルス信 号を 検 出す るま での 時間 を 演算 装置 にて 測定
し，水位信号に変換する処理を行った後，中央制御室に指示及び記録されるとともに，所定の警報設定値に達した場合に警報が発せられる。（第 1.2−10
図参照）○構成概略（温度）：測温抵抗体により検出された温度は，演算装置において温度信号に変換され，中央制御室に指示及び記録されるとともに，所定の警報設定値に達した場合に警報が発せられる。（第 1.2−10 図参照）

○計測範囲（水位）：使用済燃料プール上端近傍から燃料ラック下端まで計測を可能としている。（第 1.2−11 図参照）
なお，基準地震動Ｓ Ｓ によるスロッシングを考慮した溢水時（通常水位から約−0.70m 低下）においても水位計測を可能としている。

別添 2−13120

○計測範囲（温度）：冷却水の異常な温度上昇を監視できるよう，
0℃〜120℃の温度計測を可能とする。
（第 1.2−11 図参照）

○警報設定（水位）：水位低

EL.46,000mm（通常水位 −195mm）

使用済燃料プール水位（SA 広域）の設定値は，燃料プール冷却浄化系ポンプが停止後，更に異常な水位低下が発生した場合に，これを早期に検知するため
燃料 プー ル 冷却 浄化 系ポ ンプ が 停止 した 場合 の水位より下に設定値を設ける。

○警報設定（温度）：温度高50℃

使用済燃料プール水温度（SA 広域）は，燃料プー
ル冷却浄化系により，通常 52℃以下で維持されており，これを超える場合には，残留熱除去系を併用し，65℃以下に維持することとしている。これ
らを考慮し，設定値は 52℃を超えるおそれがあることを検知するために 50℃とする。

別添 2−14121

中央制御室検出器
演算装置（表示含む）

警報
記録（注１）

演算装置

記録（注2）

記録（注3）（注 1）プロセス計算機（注 2）データ伝送装置（注 3）緊急時対策支援システム伝送装置

第 1.2−10 図

使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）

別添 2−15122

EL.46,577mm

EL.46,195mm（N.W.L）
EL.46,000mm（水位低）EL.45,995mm
サイフォンブレーク
配管下端

EL.46,500mm

EL.45,495mm（スロッシング時の低
下水位）

計測範囲

EL.39,377mm
使用済燃料
ラック
EL.35,077mm
EL.34,689mm

使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）のうち，水位検出図：測温抵抗体EL.46,195mm（N.W.L）

EL.46,500mm

EL.45,495mm（スロッシング時の低下水位）
EL.43,344mm
EL.39,377mm

EL.36,334mm

使用済燃料
ラック

EL.34,689mm

使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）のうち，温度検出図
図1.2−11

使用済燃料プール水位・温度（SA広域）の設置図

別添 2−16123

（設備仕様）計 測 範 囲 ： 【水位】EL.35,077mm〜EL.46,577mm【温度】0℃〜120℃
個

数 ： 1

設 置 場 所 ： 原子炉建屋原子炉棟 6 階
警 報 設 定値 ： 水位低温度高EL.46,000mm（通常水位 −195 ㎜）
50℃

個 別 警 報 ： 水位低「FUEL POOL LEVEL HI／LO」
温度高「FUEL POOL TEMP HIGH」

別添 2−17124

(6)燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ○計測目的：作業従事者に対する放射線防護の観点から，使用済燃料プー
ルエリアにおける線量当量率を監視する。

○構成概略：使用済燃料プールエリアの線量当量率を，半導体検出器を用いてパルス信号として検出する。検出したパルス信号を演算装置にて線量当量率信号へ変換する処理を行った後，線量当量率は中央制御室に指示及び記録されるとともに，所定の警報設定値に達した場合，放射線レベル高の検出信号が発信され，中央制御室に警報が発せられる。（第 1.2−12 図参照）

○計測範囲：燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタは，燃料取扱場所の遮蔽基準 B の上限値（0.01mSv／h）を包含して測定できる範囲とし，10−３ 〜10 １ mSv／h の線量当量率を計測可能としている。

○警報設定：通常時の異常な放射線レベルの上昇を検知するため，警報設
定値は，バックグラウンドの 10 倍以下としている。
中央制御室
検出器
演算装置

警報

記録（注１）（注１）記録計第 1.2−12 図

燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタの概略構成図
別添 2−18125

（設備仕様）計 測 範囲： 10−３ 〜10 １ mSv／h

個

： 1

数

設 置 場 所

： 原子炉建屋原子炉棟 6 階

警報設定値

： 高

警

： 「REFUELING FLOOR AREA RADIATION HIGH」

報

バックグラウンドの 10 倍以下

別添 2−19126

(7)原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト放射線モニタ○計測目的：使用済燃料プールエリアでの燃料取扱事故を検出し，原子炉
建屋原子炉棟の通常換気空調系を停止するとともに，原子炉建屋ガス処理系に切り替えるため，原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクトの放射線量を監視する。

○構成概略：原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクトの線量当量率を，半導体検出器を用いてパルス信号として検出する。検出したパルス信号を演算装置にて線量当量率信号へ変換する処理を行った後，線量当量率は中央制御室に指示及び記録されるとともに，所定の警報設定値に達した場合，放射線レベル高の検出信号が発信され，中央制御室に警報が発せられる。また，
放射線レベル高信号で原子炉建屋ガス処理系を起動する。
（第 1.2−13 図参照）

○計測範囲：原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクトの放射線レベルを連続的に監視し，異常な放射線上昇を検知した場合に，原子炉
建屋原子炉棟の通常換気空調系を停止するとともに，原子炉建屋ガス処理系を起動する設定値以上が計測可能としている。

○警報設定：事故等による放射線レベルの上昇を検知するため，警報設定
値は，バックグラウンドの 10 倍以下としている。

別添 2−20127

中央制御室
検出器
演算装置

警報

記録（注１）（注１）記録計第 1.2−13 図

原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト放射線モニタ（設備仕様）

計 測 範 囲 ： 10−３ 〜10 １ mSv／h
個

数 ： 4

設 置 場 所 ： 原子炉建屋原子炉棟6階
警 報 設 定値 ： 高警

バックグラウンドの10倍以下

報 ： 「R/B REFUELING EXHAUST RADIATION HIGH」

別添 2−21128

(8)原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モニタ○計測目的：原子炉建屋原子炉棟内の異常な放射能上昇を検出し，原子炉建屋通常換気空調系を停止するとともに，原子炉建屋ガス処
理系に切り替えるため，原子炉建屋換気系排気ダクトの放射線量を監視する。

○構成概略：原子炉建屋換気空調系の線量当量率を，半導体検出器を用いてパルス信号として検出する。検出したパルス信号を演算装
置にて線量当量率信号へ変換する処理を行った後，線量当量
率は中央制御室に指示及び記録されるとともに，所定の警報設定値に達した場合，放射線レベル高の検出信号が発信され，中央制御室に警報が発せられる。また，放射線レベル高信号で原子炉建屋ガス処理系を起動する。（第 1.2−14 図参照）○計測範囲：原子炉建屋原子炉棟内から放出される換気空調系排気を連続的に監視し，異常な放射能上昇を検知した場合に，原子炉建
屋原子炉棟の通常換気空調系を停止するとともに，原子炉建
屋ガス処理系を起動する設定値以上が計測可能としている。

○警報設定：事故等による放射線レベルの上昇を検知するため，警報設定
値は，バックグラウンドの 10 倍以下としている。

別添 2−22129

中央制御室
検出器
演算装置

警報

記録（注１）（注１）記録計第 1.2−14 図

原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モニタ（設備仕様）
計 測 範囲： 10 −４ 〜1mSv／h

個

： 4

数

設 置 場所： 原子炉建屋原子炉棟 3 階

警報設定値

： 高

警

： 「R/B EXHAUST PLENUM RADIATION HIGH」

報

バックグラウンドの 10 倍以下

別添 2−23130

1.3

使用済燃料プール監視設備（設計基準対象施設）の計測結果の記録及び保存について「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」第三十四条において使用済燃料プールの温度，水位及び燃料取扱場所の放射線量について，「表示，記録，保存」が追加要求されており，「東海第二発電所
原子炉施設保安規定第 11 章記録及び報告

第 120 条」に定める保安に関する記録及び社内規程に基づき保存期間等を定めて保管することとしている。（第 1.3−1 表参照）

第 1.3−1 表
要求項目
十二

十四

管理区域内において人が常時立ち入る場所その他放射線管理を特に必要とする場所（燃料取扱場所
その他の放射線業務従事者に対する放射線障害の防止のための措置を必要とする場所をいう。）の線量
当量率
使用済燃料その他の高放射性の燃料体を貯蔵する水槽の水温及び水位

使用済燃料プール監視設備の記録保管期間
計測装置

記録方法

保存期間

燃料取替フロア燃料プール
エリア放射線モニタ

記録紙

5年

使用済燃料プール水位

アラーム
タイパー

5年

使用済燃料プール温度

記録紙

5年

別添 2−24131

1.4

使用済燃料プール監視設備（設計基準対象施設）の電源構成について
外部電源が利用できない場合においても使用済燃料プールの水位，温度及び燃料取扱場所の放射線量を監視することが要求されていることから使用済燃料プール監視設備は，非常用所内電源より受電し，外部電源が喪失した場合においても計測できるようにしている。（第十六条

第 3 項）（第1.4−1 図，第 1.4−2 図参照）

別添 2−25132

第 1.4−1 図

計測装置の電源構成概略図（交流）

別添 2−26133

中性子計測用
分電盤2A±24V A系
蓄電池

計装用
変圧器

非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

※1

充
電
器

常用所内
電気設備より使用済燃料
プール温度
燃料プール冷却浄化系ポンプ入口温
度

使用済燃料
プール温度
記録計

使用済燃料
プール水位
（フロート式）

計装用電源 COM

使用済燃料
プール水位
（ディスプレーサ式）

緊急用計
装用電源

緊急用
電源切替盤

MCC 2D系

M/C 2D

緊急用M/CM

D/G

緊急用断路器

緊急用MCC★
可搬型代替
交流電源設備

常設代替交流電源設備

常用所内
電気設備より

燃料取替フロア
燃料プールエリア
放射線モニタ★

可搬型代替低圧電源車

注：位置的分散を図った

可搬型代替低圧電源車
接続盤

充
電
器

中性子計測用
分電盤2B±24V B系
蓄電池

可搬型代替交流電源設備

D/G

M/C 2E

常用所内
電気設備より所内電気設備【常用系】

154kV系
予備変圧器より※1

D/G

計装用電源 2B系

計装用
変圧器

非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】

非常用
動力
変圧器

(2D)

（常設代替高圧電源装置）

MCC 2C系

緊急用直流
125V充電器

D/G

可搬型代替
交流電源設備★

D/GP/C 2DD/G

緊急用P/C

緊急用
電源切替盤

緊急用
動力
変圧器

代替所内
電気設備

D/G

P/C 2C

非常用
動力
変圧器

M/C 2C(2C)

計装用電源 2A系

M

D/G

D/G

D/G

D/G

【凡例】

：切替装置

：遮断器
：断路器

：配線用遮断器：ディーゼル発電機

計装用電源 HPCS

MCC HPCS

非常用所内
電気設備
【区分Ⅲ】

非常用
動力
変圧器

M/C HPCS(HPCS)

緊急用
MCC

充
電
器

第 1.4−2 図
緊急用
電源切替盤

直流125V配電盤2A

原子炉建屋換気系
取扱床排気ダクト
放射線モニタA/C系

２Ａ系
無停電
電源装置

直流125V分電盤 2A系

緊急用
電源切替盤

直流125V MCC 2A系

非常用所内
電気設備

充
電
器

（区分Ⅰ）

原子炉建屋換気系
排気ダクト
放射線モニタA/C系

予
備

充
電
器

（区分Ⅱ）

緊急用
電源切替盤

使用済燃料プール
ライナードレン
漏えい検知

（区分Ⅰ）
480V母線

※2

︶

※2

※１

緊急用
無停電
電源装置

緊急用直流125V計装分電盤

緊急用直流125V MCC

代替所内
電気設備

緊急用直流125V配電盤

直流125V

所内常設直流電源設備

常設代替直流電源設備

緊急用直流

（区分Ⅰ）
480V母線︵計測装置の電源構成概略図（直流）

別添 2−27134

可搬型代替
直流電源設備
用電源切替盤

充
電
器

（区分Ⅱ）

★
可搬型代替
直流電源設備原子炉建屋換気系
排気ダクト
放射線モニタB/D系

２Ｂ系
無停電
電源装置

直流125V分電盤 2B系★
可搬型代替
直流電源設備原子炉建屋換気系
取扱床排気ダクト
放射線モニタB/D系（区分Ⅲ）
480V母線

★

緊急用
電源切替盤

D/G

【凡例】

D/G

：ディーゼル発電機：切替装置：配線用遮断器：遮断器

可搬型代替低圧電源車

注：位置的分散を図った
２箇所設置

可搬型代替低圧電源車
接続盤

可搬型代替直流電源設備

変圧器

P/C2C・2D及び緊急用P/Cへ

非常用所内
電気設備

可搬型整流器

使用済燃料プール
水位・温度（SA広域）※１

直流125V配電盤2B

直流125V

所内常設直流電源設備（蓄電池）区分Ⅱ

1.5

使用済燃料プール監視設備（設計基準対象施設）の設置場所について
使用済燃料プール監視設備の設置場所を第 1.5−1 図〜第 1.5−3 図に示す。

第 1.5−1 図

使用済燃料プール監視設備の設置場所（原子炉建屋原子炉棟 6 階）

別添 2−28135

第 1.5−2 図

使用済燃料プール監視設備の設置場所（原子炉建屋原子炉棟 4 階）

別添 2−29136

第 1.5−3 図

使用済燃料プール監視設備の設置場所（原子炉建屋原子炉棟 3 階）

別添 2−30137別紙 1
各計測装置の記録及び保存について「実用発電用原子炉及びその付属施設の技術基準に関する規則」第三十四条
において使用済燃料プールの温度，水位及び線量当量率について，「 表示，記録，保存」が追加要求されており，「東海第二発電所原子炉施設保安規定第 11 章記
録及び報告

第 120 条」に定める保安に関する記録及び社内規程に基づき保存期間等を定めて保管することとしている。

要求項目
一
三

四
イ

炉心における中性子束
密度
制御棒の位置及び液体
制御材を使用する場合にあっては、その濃度
一次冷却材に関する次の事項
放射性物質及び不純物の濃度

ロ

原子炉圧力容器の入口及び出口における圧力、温度及び流量五

原子炉圧力容器（加圧器がある場合は、加圧器）
内及び蒸気発生器内の水位

六原子炉格納容器内の圧力、温度、可燃性ガスの濃度、放射線物質の濃度及び線量当量率

計測装置

記録方法

保存期間

記録紙
記録紙

10 年
10 年

制御棒位置

制御棒位置
記録

5年

原子炉水導電率

運転日誌

5年

主蒸気圧力
主蒸気流量
主蒸気温度
給水圧力
給水流量
給水温度
原子炉水位（停止域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（狭帯域）

運転記録
運転記録
運転記録
運転記録
運転記録
運転記録
−
記録紙
記録紙
記録紙

10 年
10 年
10 年
10 年
10 年
10 年
−
5年
5年
5年

格納容器圧力運転記録

10 年

格納容器内温度

運転記録

10 年

記録紙

5年

記録紙

5年

記録紙

5年

記録紙

5年

起動領域モニタ
平均出力領域モニタ

格納容器内水素ガス濃度
格納容器内酸素ガス濃度
原子炉格納容器モニタ
格納容器内核分裂生成物モニタ

別添 2−31

138

要求項目
七

八

計測装置

記録方法

保存期間

記録紙

5年

記録紙

5年

放射性廃棄
物管理月報

10 年

排気筒の出口又はこれに非常用ガス処理系放射線
近接する箇所における排モニタ
気中の放射性物質の濃度

放射性廃棄
物管理月報

10 年

廃棄物処理建屋排気筒モ
ニタ

放射性廃棄
物管理月報

10 年

放射性廃棄
物管理月報

10 年

主蒸気管中及び空気抽出器その他の蒸気タービン 主蒸気管放射線モニタ
又は復水器に接続する設備であって放射性物質を内包する設備の排ガス中 排ガスモニタの放射性物質の濃度
蒸気発生器の出口における二次冷却材の圧力、温度及び流量並びに二次冷 PWR に対する要求
却材中の放射性物質の濃度
主排気筒放射線モニタ

九

十排水口又はこれに近接す
液体プロセス放射線モニる箇所における排水中のタ
放射性物質の濃度
十一 放射性物質により汚染するおそれがある管理
区域（管理区域のうち、その場所における外部
放射線に係る線量のみが実用炉規則第二条第二項第四号に規定する
対象なし
線量を超えるおそれがある場合を除いた場所をいう。以下同じ。）内に開口部がある排水路の出口又はこれに近接する箇所における排水中の放射性物質の濃度

別添 2−32139

要求項目
十二 管理区域内において人が常時立ち入る場所
その他放射線管理を特に必要とする場所（燃料取扱場所その他の放射線業務従事者に対する放射線障害の防止のための措置を必要とする場所をいう 。） の線 量当
量率
十三 周辺監視区域に隣接する地域における空間
線量率及び放射性物質の濃度十四 使用済燃料その他高放射性の燃料体を貯蔵する水槽の水温及び水位
十五 敷地内における風向
及び風速

計測装置

記録方法

保存期間

エリアモニタ

記録紙

5年

モニタリングポスト

記録紙

5年

使用済燃料プール水位

アラーム
タイパー

5年

使用済燃料プール温度

記録紙

5年

風向・風速

記録紙

10 年

別添 2−33140

別紙 2
使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）について

1.
(1)

使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）の計測性能
水位計の検出原理
使用済燃料プール水位（ガイドパルス式）は，演算装置から高速電圧パルスを発生させ，検出器頂部のコネクタ部からの反射波とインピーダンスの違いによる空気と水面の境界からの反射波が，演算装置に戻る時間差を水位に換算して測定する水位計である。ガイドパルス式水位計による水位検出原理を第 1 図に示す。
検出器は伝達回路となる導体のステンレス芯棒が，同様に伝達回路となる導体のステンレス鋼管に収められており，検出器端部から検出器ボール
ジョイント部下付近までの連続水位測定が可能である。

発生パルス

ボールジョイント部

演算装置
反射パルス
演算装置から発生したパルスが水面で反射し戻るまでの時間を計測し，水位に換算

水面

使用済燃料
貯蔵ラック

第1図

ガイドパルス式水位計による水位検出原理

別添 2−34141(2)温度計及び水位計としての機能維持について
使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）は，電圧パルスによる水位測定に加え，測温抵抗体による温度計測により水温を測定する二つの機能を持つ。
温度計に関しては，液相にある 2 箇所の温度を測定することで多重性を持つ設計とする。また，温度計は測温抵抗体であることから連続して測定が可能である。
水位計に関しては，空気と水面のインピーダンス（抵抗）の差による電圧パルスの反射により水位を監視することができる。
異なった検出原理（検出器）により，同時に水位及び温度計測が可能な設計とする。

別添 2−35142

別紙 3
警報設定値について

1.
(1)

使用済燃料プール水位の警報設定値について
警報設定範囲及び警報設定値
使用済燃料プール水位の水位高及び水位低の警報設定範囲は下記の考えに基づき設定している。
（水位高）使用済燃料プール水位の異常上昇により運転操作床面へプール
水が溢れることを事前に検知するため，通常水位（N.W.L
46,195mm）〜運転操作床面（EL.46,500mm）の間で設定する。
（水位低）使用済燃料プールライナーからの漏えい等による異常な水位低下を直接検知する。（燃料プール冷却浄化系の運転を停止した
場合には，使用済燃料プール水位がスキマサージタンクオーバ
フローゲート位置付近（EL.46,043mm）まで低下することがある。第 1 図に使用済燃料プールとスキマサージタンク間の概要
図を示す。）
上記警報設定範囲を考慮し，使用済燃料プール水位の警報設定値を第 1表に示す。また，第 2 図に使用済燃料プール水位の警報設定範囲概要図を示す。なお，計器誤差を考慮し，警報設定値を設定している。
第1表

使用済燃料プール水位の警報設定値

警報

警報設定値

水位低

通常水位-142mm（EL.46,053mm）

水位高

通常水位+36mm（EL.46,231mm）

別添 2−36143

使用済燃料プール側
スキマサージタンク側
スキマサージタンク開口部
プール水面（通常水位）

スキマせき

第1図

使用済燃料プールとスキマサージタンク間の概要図

EL.46,500mm（運転操作床）
ディスプレーサ式

水位高警報からオーバーフローまでの到達時間
約 62min

フロート式

25.4mm（計器誤差）3mm（計器誤差）

EL.46,231mm（水位高）

3mm（計器誤差）20mm（ﾘｾｯﾄｽﾊﾟﾝ）

25.4mm（計器誤差）20mm（ﾘｾｯﾄｽﾊﾟﾝ）

EL.46,195mm（N.W.L）

20mm（ﾘｾｯﾄｽﾊﾟﾝ）
20mm（ﾘｾｯﾄｽﾊﾟﾝ）

25.4mm（計器誤差）3mm（計器誤差）3mm（計器誤差）
水遮蔽に必要な水深通常水位から
約 0.9mEL.46,053mm（水位低）25.4mm（計器誤差）

EL.46,043mm（スキマサージタンク
オーバーフローゲート）

水位低警報から水遮蔽に必要な水深までの到達時間約 5 時間

第2図

(2)

使用済燃料プール水位の警報設定範囲概要図

運転操作における警報設定値の評価
以下の諸条件（有効性評価で使用）を用いて評価した。
・プール保有水量：1,189m３
・プール断面積：116m２
・使用済燃料プールの冷却系の機能喪失後，プール水温上昇速度：
別添 2−37144

7.0℃／h
・使用済燃料プール冷却系の機能喪失後，プール水位低下速度：0.131m／h

水位低警報設定値は通常水位−142mm（EL.46,053mm）であり，必要な水遮蔽（10mSv／h の場合）は通常水位から約−0.9m である。仮に使用済燃料プール水の蒸発（水位低下速度 0.131m／h）を想定した場合，水位低警
報発生から必要となる水遮蔽（水位）が失われるまでの時間は約 5 時間となり，使用済燃料プールへの補給操作に余裕 ※１ を持った設計としている。
水位高警報設定値は通常水位＋36mm（EL.46,231mm）であり，仮に復水移送系（約 30m ３ ／h）により使用済燃料プールへ補給をし続けてしまった
場合，水位高警報発生から運転操作床面へプール水がオーバーフローするまで約 62 分であり，警報発生から補給停止操作をする上で余裕 ＊ を持った設計としている。
※１：運転員の手動操作の時間的余裕（10 分）＋補給開始又は補給停止
操作（約 16 分）を考慮しても余裕を持った設計としている。

別添 2−38145

2.

使用済燃料プールライナードレン漏えい検出の警報設定値について(1)

警報設定範囲及び警報設定値
使用済燃料プールライナーからの微小漏えいを監視するために，計器の設置スペースを考慮し警報を設定する。第 2 表に使用済燃料プールライナ
ードレン漏えい検出の警報設定値を，第 3 図に使用済燃料プールライナー
ドレン漏えい検出の警報設定概略図を示す。

第2表

使用済燃料プールライナードレン漏えい検出の警報設定値
警報

警報設定値

水位高

ドレン止め弁+265mm（EL.29,415mm）

5mm（計器誤差）5mm（計器誤差）

EL.29,415mm（水位高）

30mm（ﾘｾｯﾄｽﾊﾟﾝ）
265mm
使用済燃料

：フロート
：フローグラス

EL.29,150mm（ドレン止め弁）
EL.29,415mm（水位高）
EL.29,150mm（ドレン止め弁）

第3図

使用済燃料プールライナードレン漏えい検出の警報設定概要図

別添 2−39146

(2)運転操作における警報設定値の評価
使用済燃料プールライナー漏えい検出の水位高警報設定値は，ドレン止
め弁＋265mm（EL.29,415mm）であり，警報設定値までのドレン配管容積は，約 4.92×10 −３ m ３ である。この容量は使用済燃料プール容積（1,189m
３）に対して十分小さな値であり，燃料プールライナー漏えいの早期検出において余裕 ※２ を持った設計としている。
※２：仮に 4.92×10−３ m ３ の水がドレン配管に溜まった場合，使用済燃料
プールの水位低下は約 0.04mm 程度であり，必要な水遮蔽（10mSv／h の場合）は通常水位から約 0.9m 下であることから，余裕を持った設計と
している。

3.
(1)

使用済燃料プール温度の警報設定値について
警報設定範囲及び警報設定値
使用済燃料プールの水温異常上昇を注意喚起するため，通常時の燃料プ
ール水温度の上限値 52℃を超えない 50℃に設定する。第 3 表に使用済燃料プール温度の警報設定値を，第 4 図に使用済燃料プール温度の警報設定
概要図を示す。
第3表

使用済燃料プール温度の警報設定値

警報

警報設定値

温度高

50℃

別添 2−40147

65℃（最高許容温度）
温度高警報発生から65℃到達までの時間
約 2.1 時間52℃（運転範囲の上限値）
0.5℃（計器誤差）50℃（温度高）

0.5℃（計器誤差）
1.0℃（ﾘｾｯﾄｽﾊﾟﾝ）

第4図

(2)

使用済燃料プール温度の警報設定概要図

運転操作における警報設定値の評価
有効性評価における使用済燃料プールの冷却系の機能喪失後の温度上昇
は約 7.0℃／h であり，温度高警報設定値 50℃から最高許容温度 65℃に達するまでの時間は約 2.1 時間であり，余裕 ※３ を持った設計としている。

※３：運転員の手動操作の時間的余裕（10 分）+残留熱除去系による燃料
プール冷却運転切替（約 126 分）に対して，使用済燃料プールの冷却系の機能喪失時の初期水温：約 40℃から警報設定値 50℃に達するまでに
約 1.4 時間以上あり，さらに警報発生から最高許容温度 65℃に達する
までに約 2.1 時間あることを考慮すると，その間に残留熱除去系による燃料プール冷却運転へ切替することは可能であり，余裕を持った設計としている。

別添 2−41148

149

別添資料３

東海第二発電所

運用，手順説明資料
燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設

150

16 条

燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設

設置許可基準 第 16 条 第 2 項第二号ニ
燃料体等の取扱中に想定される燃料体等の落下時及び重量物の落下時においてもその機能が損なわれないものとすること。

使用済燃料の貯蔵施設
燃料体等の取扱中に想定される燃料体等の落下時及び重量物の落下時においてもその機能が損なわれないものとすること。

添付六,八への反映事項（設計・手順に関する事項）

現場及び機器配置図等の確認，作業実績より
使用済燃料プール周辺の設備等を抽出①②

日常作業等において必要最低限に制限し，落下防止措置を実施しているもの

使用済燃料プールとの離隔や固縛等の措置を行っている設
備等（例：分電盤等）③①，②以外
抽出設備等の落下エネルギーによる評価（落下時における使用済燃料プールの損傷有無）

別添 3-1工・保落下エネルギーが15.5kJ 未満の設備等

落下エネルギーが15.5kJ 以上の設備等
工評価ＯＫ ※１※１

使用済燃料プール周辺は，異物混入エリア設置

評価ＯＫ ※２※３○落下エネルギー15.5kJ 以上の設備等に対する対策①【耐震評価により必要な強度を有していることの確認】
基準地震動 Ss に対する耐震評価を実施し，落下防止のために必要な構造強度を有していることを確認する。

評価ＯＫ

燃料集合体の気中落下試験時の落下エネルギーと比較し，設備等の落下エネルギーが小さいものにつ○落下エネルギー15.5kJ 以上の設備等に対する対策②

工

し，落下防止措置を講じていることから評価ＯＫといては使用済燃料プールライニングに損傷を与えする。

ないことが確認されている。

【設備構造上の落下防止措置の確認】
燃料取 替機 ，原 子炉 建屋 クレ ーン の安全機 能と して ，フ ッ ク
外れ止 め， フェ イル セー フ機 構等 ， 設備構造上 の落 下防 止措 置を確認する。

評価ＯＫ区域であり，持込品については必要最低限に制限※２

評価ＯＫ ※３

使用済燃料プールまでの離隔やボルト固定等によ※４

原子炉建屋原子炉棟，燃料取替機，原子炉建屋クレる転倒防止が図られていることから評価ＯＫとーンの耐震評価による確認結果は，後段の工事計画する。

認可申請にて示す。

【後段規制との対応】
工：工事計画認可申請(基本設計方針，添付書類)○落下エネルギー15.5kJ 以上の設備等に対する対策③【添付六，八への反映事項】：添付六，八に反映【運用状況による落下防止措置の確認】
クレーン 等安 全規則 に基づ く点 検，安全装置 の使 用、有 資格者作業等 の要求 事項 による 落下防 止 措置とその適切 性に ついて
確認する。

保
評価ＯＫ

保：保安規定（運用，手順に係る事項，下位文書含む）
核：核防規定（下位文書含む）○上記にて評価ＮＧのもの
落下時の影響評価を実施する。

評価ＯＫ

151

表１
設置許可基準対象条文

対象項目

運用，手順に係る対策等（設計基準）

区分

運用対策等
・使用済燃料プールの健全性を維持するため，吊荷に対するワイヤーロープ二重化や動力電源喪失時保持機能等の落下防止対策について，予め手順等を整備し，的確に実施する。

運用・手順

・使用済燃料プール内にて取り扱う吊荷について、予め定めた評価フローに基づき評価を行い，使用済燃料プールに影響を及ぼす落下物となる可能性が発生した場合は落下防止措置を実施する。

燃料取替機にお・日常作業等において使用済燃料プール周辺に持ち込まれる物品については，必要最低限に制限する。

ける対策
体制
保守・点検

―
・使用済燃料プールの健全性を維持するため，保守計画に基づき適切に保守管理，点検を実施するとともに必要に応じて補修を行う。

別添 3-2

教育・訓練
第 16 条―・使用済燃料プールの健全性を維持するため、動力源喪失時保持機能等の落下防止対策について，予め手燃料体等の取扱施設および貯蔵施設

順等を整備し，的確に実施する。
運用・手順

・使用済燃料プール周辺に設置する設備や取り扱う吊荷について、予め定めた評価フローに基づき評価を行い，使用済燃料プールに影響を及ぼす落下物となる可能性が発生した場合は落下防止措置を実施する。
・日常作業等において使用済燃料プール周辺に持ち込まれる物品については，必要最低限に制限する。

原子炉建屋クレーンにおける対体制

策―
・使用済燃料プールの健全性を維持するため，保守計画に基づき適切に保守管理，点検を実施するととも

保守・点検に必要に応じて補修を行う。
・クレーン等安全規則基づき，定期点検及び作業前点検を実施するとともに,クレーンの運転，玉掛けは有資格者が実施する。

教育・訓練

―

152

16 条

燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設

設置許可基準 第 16 条 第 3 項第一号
使用済燃料貯蔵槽の水位及び水温並びに燃料取扱場所の放射線量の異常を検知し，それを原子炉制御室に伝え，又は異常が生じた水位及び水温を自動的に制御し，並びに放射線量を自動的に抑制することができるものとすること。
設置許可基準 第 16 条 第 3 項第二号
外部電源が利用できない場合においても温度，水位その他の発電用原子炉施設の状態を示す事項（以下「パラメータ」という。）を監視することができるものとすること。

燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設（使用済燃料プール水位，ライナードレン漏えい検知，温度，水位・温度（ＳＡ広域），燃料取替フロア燃料プールエリア
放射線モニタ，原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト放射線モニタ，原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モニタ）

別添 3-3

使用済燃料プールの水位及び水温並びに燃料取扱場

外部電源が利用できない場合におい使用済燃料プールの水位，温度及び放射線

所の放射線量の異常を検知し，中央制御室での監視て，使用済燃料プールの水位，温度及量の計測結果を表示し，記録し，及び保存及び警報発信が可能であること。

び放射線量の監視が可能であること。

することができること。

異常の検知

警報発信

使用済燃料プール水位，ライナードレン漏えい検
知，温度，水位・温度（ＳＡ広域），燃料取替フロア
燃料プールエリア放射線モニタ，原子炉建屋換気系
燃料取替床排気ダクト放射線モニタ，原子炉建屋換
気系排気ダクト放射線モニタの設置。

中央制御室の警報発信回路。

工

工

使用済燃料プール水位，ライナードレ
ン漏えい検知，温度，水位・温度（ＳＡ広域），燃料取替フロア燃料プールエリ
ア放射線モニタ，原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト放射線モニタ，原子炉
建屋換気系排気ダクト放射線モニタの非常用所内電源からの給電。

使用済燃料プール水位，ライナードレ
ン漏えい検知，温度，水位・温度（ＳＡ広域），燃料取替フロア燃料プールエリア
放射線モニタ，原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト放射線モニタ，原子炉建
屋換気系排気ダクト放射線モニタの記録
及び保存。

工

工・保

【後段規制との対応】
工：工事計画認可申請(基本設計方針，添付書類)【添付六，八への反映事項】：添付六，八に反映

保：保安規定（運用，手順に係る事項，下位文書含む）
核：核防規定（下位文書含む）：当該条文に該当しない（他条文での反映事項他）

153

表２
設置許可基準対象条文

運用，手順に係る対策等（設計基準）

対象項目
・使用済燃料プール水位

区分

運用対策等

運用・手順

―

体制

―

保守・点検

―

教育・訓練

―

運用・手順

―

体制

―

保守・点検

―

教育・訓練

―

運用・手順

―

体制

―

保守・点検

―

教育・訓練

―

・使用済燃料プールライナ―ドレン漏えい検知
・燃料プール冷却浄化系ポンプ入口温度
・使用済燃料プール温度
・使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）・燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ
・原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト放射線モニタ
・原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モニタ

別添 3-4・中央制御室の警報発信回路
第 16 条
燃料体等の取扱施設

使用済燃料プール水位，使用済燃料プールライナ―ドレン
漏えい検知，燃料プール冷却浄化系ポンプ入口温度，使用済燃料プール温度，使用済燃料プール水位・温度（SA 広域），及び貯蔵施設

燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ，原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト放射線モニタ，原子炉建屋
換気系排気ダクト放射線モニタの非常用所内電源からの給電
使用済燃料プール水位，使用済燃料プールライナ―ドレン
漏えい検知，燃料プール冷却浄化系ポンプ入口温度，使用済燃料プール温度，使用済燃料プール水位・温度（SA 広域），
燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ，原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト放射線モニタ，原子炉建屋
換気系排気ダクト放射線モニタの記録及び保存

154

155

別添資料 4

東海第二発電所

使用済燃料プールへの重量物落下に係る対象重量物の現場確認について

156

1.

基準要求

【第 16 条】

設置許可基準第 16 条（燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設）及び技術基準第 26 条（燃料取扱設備及び燃料貯蔵施設）にて，燃料体等の落下時及び重量物の落下時においてもその機能が損なわれないことを要求されている。
当該基準を満足するにあたっては，燃料体等の取扱中に想定される燃料体等の落下時及び重量物の落下時においてもその機能が損なわれない設計とするとともに，燃料取替機及びクレーンはワ
イヤロープ二重化等落下防止対策を行う設計としている。
また，使用済燃料プールへの落下時影響評価が必要となる重量物を抽出する必要があることから，使用済燃料プール周辺の設備等について現場確認を行うこととする。

2.

確認項目及び内容
上記基準要求を満足するにあたっては，使用済燃料プール周辺の設備等が地震時に使用済燃料プールへの重量物とならないか調査する必要があり，現場確認及び機器配置図等を用いた机上検討，また，使用済燃料プール周辺の作業で，燃料取替機，原子炉建屋クレーンを使用して取扱う重量物について，作業実績に基づき抽出を行った。

(1)

現場確認による抽出使用済燃料プール周辺の設備等に係る現場確認を実施し，「 地震等により使用済燃料プールに落下するおそれがあるもの」について抽出した。
具体的には，使用済燃料プール周辺の設備等について，設置位置(高さ)，
物量，重量，固定状況等を確認し，地震等により使用済燃料プールへの落
別添 4-1157

下物となるおそれのあるものを抽出した。

(2)

機器配置図等 ※ による抽出
使用済燃料プール周辺の設備等について，機器配置図等にて抽出した。

※

建屋機器配置図
機器設計仕様書
系統設計仕様書

具体的には，内挿物等現場で確認出来ない重量物について，機器配置図
等にて物量，重量，設置状況等確認し，使用済燃料プールへの落下物となるおそれのあるものを抽出した。

(3)

使用済燃料プール周辺の作業実績からの抽出
使用済燃料プール周辺の作業で，燃料取替機，原子炉建屋クレーンを使用して取り扱う設備等について，作業実績に基づき抽出した。

なお，仮設機材類の持込品については，使用済燃料プールが，立入りと持込品を制限している区域内にあること及び，その落下エネルギーについては，燃料集合体の落下エネルギーと比べると十分小さいため，抽出の対象外とした。

3.

抽出物に対する評価
現場確認，機器配置図等の確認及び作業実績により抽出された設備については，設置状況や落下エネルギーによる評価及び落下防止対策の状況により
別添 4-2158

使用済燃料プールへの影響評価を実施した。

4.

今後の対応
今回抽出した設備等以外の設備等で，今後，使用済燃料プール周辺に設置する，または取り扱う設備等については，添付資料 2「使用済燃料プールへの落下時影響評価が必要な重量物の評価フロー」に基づき，使用済燃料プールへの落下時影響評価の要否判定を行い，評価が必要となったものに対しては落下時影響評価を行い，必要に応じて適切な落下防止対策を実施する。

別添 4-3159

添付資料 1

現場確認等における抽出物の詳細

使用済燃料プール周辺の設備等について，現場及び機器配置図等による確認，
また使用済燃料プール周辺の作業で，燃料取替機，原子炉建屋クレーンを使用
して取り扱う重量物について，網羅的に抽出を行った。
詳細について，第 1 表に整理する。

別添 4-4160

第1表

現場確認等における抽出物の詳細（その１）

評価フローⅠ

評価フロ−Ⅱ
評価①

番号

抽出項目

詳細

配置

屋根トラス，耐震壁等
1

※1

評価②
落下エネルギー○：15.5ｋJ 未満
×：15.5ｋJ 以上−：評価不要

選定結果

×

×

×

原子炉建屋原子炉棟
照明

×

○

○

クレーンランウェイガータ

○

−

○

代表重量物 ※2○
（特定不可,〜約 35m）

2

燃料取替機

燃料取替機

×

×

×

○
（約 23t,
約 12m）

3

原子炉建屋クレーン

原子炉建屋クレーン

×

×

×

○
（約 48t,
約 20m）

使用済燃料プール用ジブクレーン

×

×

×

○
（約 1000kg,
約 17m）

新燃料検査台○−○PCV ヘッド○−○

PCV ヘッド吊り具

○

−

○

RPV ヘッド（＋スタッドボルトテンショナ）

○

−

○

RPV ヘッドフランジガスケット

○

−

○

ミラーインシュレーション

○

−

○

スタッドボルト保管架台

○

−

○

スタッドボルト着脱装置

×

×

×

ミラーインシュレーションベロー

×

×

×

ドライヤ

○

−

○

精査中

4

5

6

その他クレーン

PCV（取扱具含む）

RPV（取扱具含む）

7 内挿物（取扱具含む）

※１
※２

セパレータ

○

−

○

シュラウドヘッドボルト

×

×

×

シュラウドヘッドボルトレンチ

×

×

×

D/S 吊り具○−○MS ラインプラグ○−○

MSLP 用電源箱○−○

MSLP 用空気圧縮機

○

−

○

MSLP 用電動チェーンブロック

○

−

○

マルチストロングバック

○

−

○

燃料集合体

×

×

×

チャンネル着脱機

××

×

D/S 水中移動装置

○

−

○

○
（約 56t,
約 14m）○（約 4.6t,
約 14m）○（約 430kg,
約 12m）

使用済燃料プールとの離隔距離の確保又は床面，壁面への固定設備等に該当する場合は「○」，しない場合は「×」評価フローⅡにおける評価①で「×」となった設備等のうち，評価②で落下エネルギーが最大となるものを
代表重量物として選定

別添 4-5161

第1表

現場確認等における抽出物の詳細（その２）

評価フローⅠ

評価フロ−Ⅱ
評価①

番号

8

9

10

11

抽出項目

プール内ラック類

配置※1

落下エネルギー○：15.5ｋJ 未満
×：15.5ｋJ 以上−：評価不要選定結果

ブレードガイド貯蔵ラック

×

○

○

チャンネル貯蔵ラック

×

○

○

使用済燃料貯蔵ラック

×

○

○

制御棒・破損燃料貯蔵ラック

×

○

○

LPRM 収納缶置台

×

○

○

制御棒ハンガ×○○

燃料プールゲート(大）

×

×

×

燃料プールゲート(小）

×

×

×

キャスクピットゲート

×

×

×

核燃料輸送容器

×

×

×

核燃料輸送容器吊り具

×

×

×

キャスク
（取扱具含む）

使用済燃料乾式貯蔵容器

×

×

×

使用済燃料乾式貯蔵容器吊り具

×

×

×

固体廃棄物移送容器

××

×

固体廃棄物移送容器用垂直吊具（R/B 用）

×

×

×

照明用トランス○−○

照明用分電盤○−○チャンネル着脱機制御盤

○

−

○

作業用分電盤

○

−

○

中継端子箱

○

−

○

電源盤類

原子炉建屋クレーン電源切替盤，操作盤

○

−

○

水中照明電源箱○−○

シッピング用操作盤部

○

−

○

シッピング動力盤○−○

代表重量物 ※2○
（約 7.5t,−）

精査中

プールゲート類

12 フェンス・ラダー類

※１
※２

詳細

評価②

開閉器

○

−

○

キャスクピット排水用電源盤

○

−

○

手摺り（除染機用レール含む）

×

○

○

可動ステージ開放用ホイスト架台

○

−

○

原子炉ウェル用梯子

×××

DSP 昇降梯子

××

×

パーテーション

×○○○（約 2.7t,
約 12m）○（約 120ｔ,
約 14m）○○（約 300kg,
約 12ｍ）

使用済燃料プールとの離隔距離の確保又は床面，壁面への固定設備等に該当する場合は「○」，しない場合は「×」評価フローⅡにおける評価①で「×」となった設備等のうち，評価②で落下エネルギーが最大となるものを
代表重量物として選定

別添 4-6162

第1表

現場確認等における抽出物の詳細（その３）

評価フローⅠ

評価フロ−Ⅱ
評価①

番
号

13

14

※１
※２

抽出項目

装置類

作業用機材類

詳細

配置

※1

評価②

選定結果
代表重量物 ※2

落下エネルギー○：15.5ｋJ 未満
×：15.5ｋJ 以上−：評価不要除染装置（収納コンテナ含む）

×

×

×

DSP パッキン用減圧器

○

−

○

酸化膜厚測定装置

×○○

水中テレビ制御装置○−○

燃料付着物採取用装置（本体，ポール，ヘ
ッド）

○

−

○

水位調整装置○−○リークテスト測定装置

○

−

○

SFP ゲート用架台

×

○

○

工具箱

○

−

○

大型セイバーソー

○

−

○

遮へい体

○

−

○

防炎シート類

○

−

○

足場材

○

−

○

水中簡易清掃装置保管箱

○

−

○

局所排風器

○

−

○

ウェル用資機材○−○

ローリングタワー○−○フィルタ収納容器○−○

LPRM 収納箱

○

−

○

テント

○

−

○

酸化膜厚測定装置架台

×

○

○

工具箱（引出タイプ）鋼製

○

−

○

ドロップライト収納箱

×

○

○

グラップル収納箱

×○○

水中テレビカメラ支持ポール（アルベルグ
製）

×

○

○

チャンネル固縛仮置き架台（16 ㎏/枚）

×

○

○

NFV 用吊り具ワイヤ

×

○

○

除染ピット用クーラー

○

−

○

スポットクーラー×○○

注水ユニット×○○

キャスク底部固定金具

×

○

○

足場収納箱（アトックス）

○

−

○

○
（約 800 ㎏,約12m）○（＜100kg,
約 12m）

使用済燃料プールとの離隔距離の確保又は床面，壁面への固定設備等に該当する場合は「○」，しない場合は「×」評価フローⅡにおける評価①で「×」となった設備等のうち，評価②で落下エネルギーが最大となるものを
代表重量物として選定

別添 4-7163

第1表

現場確認等における抽出物の詳細（その 4）

評価フローⅠ

番
号

15

抽出項目

18

※１
※２

選定結果

配置 ※1

落下エネルギー○：15.5ｋJ 未満
×：15.5ｋJ 以上−：評価不要

差圧計

○

−

○

代表重量物 ※2

エリアモニタ○−○プロセスモニタ

○

−

○

ページング

○

−

○

固定電話

○

−

○

監視カメラ

○

−

○

IAEA カメラ○−○

使用済燃料プール温度計

×

○

○

使用済燃料プール水位計

×

○

○

水素濃度計

○

−

○

DS プールレベルスイッチ（保管箱含む）

○

−

○

RCW サージタンク液位計

○

−

○

地震計

○

−

○

テンショナ用テストブロック

○

−

○

スタッドボルト試験片

○

−

○

FHM 用テストウェイト

×

×

×

シッパーキャップ架台（16 キャップ含む）

×

×

×

シッピング装置架台

××

×

可動ステージ○−○

キャスク除染ピットカバー

○

−

○

DS プールカバー

××

×

原子炉ウェルシールドプラグ

○

−

○

スキマサージタンク用コンクリートプラグ

×

×

×

SFP スロットプラグ

×

×

×

SFP スロットプラグ吊り具

×

×

×

DSP スロットプラグ

○

−

○

DS スロットプラグ吊り具

○

−

○

新燃料貯蔵庫コンクリートプラグ

×

×

×

計器・カメラ・通信
機器類

コンクリートプラ
グ・ハッチ類

空調機

評価②

詳細

16 試験・検査用機材類

17

評価フロ−Ⅱ
評価①

FPC

F/D コンクリートプラグ

×

×

×

CUW

F/D コンクリートプラグ

×

×

×

空調機

○

−

○

FHM 操作室空調機

○

−

○

○
（＜300kg,
約 4m）○（約 500 ㎏,約14m）○（約 7.5t,
約 14m）○

使用済燃料プールとの離隔距離の確保又は床面，壁面への固定設備等に該当する場合は「○」，しない場合は「×」評価フローⅡにおける評価①で「×」となった設備等のうち，評価②で落下エネルギーが最大となるものを
代表重量物として選定

別添 4-8164

第1表

現場確認等における抽出物の詳細（その 5）

評価フローⅠ

評価フロ−Ⅱ
評価①

番
号

19

※１
※２

抽出項目

その他

詳細

配置

※1

評価②
落下エネルギー○：15.5ｋJ 未満
×：15.5ｋJ 以上−：評価不要

選定結果

配管

○

−

○

チェッカープレート

×

○

○

非常誘導灯

○

−

○

消火設備

○

−

○

掲示物

○

−

○

ガラス

○

−

○

ダクト

○

−

○

ブローアウトパネル

○

−

○

ケーブル

×

○

○

救命用具

×

○

○

定検資機材

×

○

○

RCW サージタンク

○

−

○

時計

○

−

○

手すり収納箱

○

−

○

ステップ

×

○

○

カメラケース×○○

カメラ用架台×○○×

ペリスコープ用架台

×

キャビネット（コンテナ類含む）○

使用済用垂直吊具アーム収納箱（NFT）4 本

○

−

○

安全帯用ポール及び連結板

×

○

○

内蓋吊金具収納箱

××

×

垂直吊具エアー操作ユニット(1)

○

−

○

リークテスト測定装置ホース収納箱

○

−

○

蓋仮置き台

○

−

○

代表重量物 ※2×○フランジプロテクター

×

○

○

蓋吊具（DC 用，NFT 用）

×

×

×

ボンベ台車

×

○

○

収納缶（冷却用）×○○

ハンドリフター（2ｔ）

○

−

○

加圧タンク

×

○

○

ヘリオット

×

○

○

位置決めラグ×××

RPV ヘッド架台

×××

真空乾燥装置

○

−

○

新燃料容器

×

×

×

コンテナ用枕木×○○○（約 1000 ㎏,
約 14m）

使用済燃料プールとの離隔距離の確保又は床面，壁面への固定設備等に該当する場合は「○」，しない場合は「×」評価フローⅡにおける評価①で「×」となった設備等のうち，評価②で落下エネルギーが最大となるものを
代表重量物として選定

別添 4-9165

添付資料 2

使用済燃料プールへの落下時影響評価が必要な重量物の評価フロー

Ⅰ．使用済燃料プール周辺の設備等の抽出
使用済燃料プール周辺の設備等について，現場確認，機器配置図等による確認及び使用済燃料プール周辺の作業実績から抽出し，抽出した設備等について項目分類を行う。

Ⅱ．使用済燃料プールへの落下を検討すべき重量物の抽出
評価フローⅠで抽出した設備等について，項目毎に使用済燃料プールとの離隔距離や設置方法などを考慮し，使用済燃料プールに落下するおそれがな
いものは検討不要とする。
上記の対象外となった項目の設備等について，落下エネルギーと，気中落
下試験時の燃料集合体の落下エネルギー ※ を比較し，使用済燃料プールへの落下を検討すべき重量物を選定する。

※

燃料集合体の落下を想定した場合でも使用済燃料プールライニングの健全性は確保されることから，燃料集合体と同等の落下エネルギーを選定の目安とした。詳細は，燃料集合体落下時の使用済燃料プールライニ
ングの健全性について（添付資料 3）参照。

Ⅲ．落下防止の対応状況評価
評価フローⅡで使用済燃料プールへの落下を検討すべき項目とした設備等に対し，耐震評価，設備構造及び運用状況について適切性を評価する。

別添 4-10166

Ⅳ．使用済燃料プールへの落下時影響評価が必要なもの
評価フローⅢで落下防止対策が不十分とした重量物は，落下時に使用済燃料プールの機能を損なうおそれがあることから，使用済燃料プールへの落下
時影響評価を実施する。

Ⅴ．使用済燃料プールへの落下時影響評価が不要なもの
評価フローⅡで検討不要，または評価フローⅢで落下防止は適切としたものは，使用済燃料プールの機能を損なう重量物ではないことから，落下時影
響評価は不要とする。

別添 4-11167

Ⅰ．使用済燃料プール周辺の設備等の抽出Ⅱ．使用済燃料プール

検討不要への落下を検討すべき重量物の抽出検討要Ⅲ．落下防止の対応状
況評価

適切

不十分

Ⅳ．使用済燃料プールへの落下時
影響評価が必要なもの

第1図

Ⅴ．使用済燃料プールへの落下時
影響評価が不要なもの

使用済燃料プールへの落下時影響評価が必要な重量物の評価フロー

別添 4-12168

添付資料 3

燃料集合体落下時の使用済燃料プールライニングの健全性について

燃料の貯蔵設備については，「 発電用軽水型原子炉施設に関する安全設計審査
指針」の指針 49 に以下の記載がある。

指針 49．燃料の貯蔵設備及び取扱設備
２．使用済燃料の貯蔵設備及び取扱設備は，前項の各号に掲げる事項のほか，次の各号に掲げる事項を満足する設計であること。
（４）貯蔵設備は，燃料集合体の取扱い中に想定される落下時においても，その安全機能が損なわれるおそれがないこと。

使用済燃料プールへの燃料集合体落下については，模擬燃料集合体を用いた
気中落下試験を実施し，万一の燃料集合体の落下を想定した場合においても，
ライニングが健全性を確保することを確認している ※1 。
試験結果としては，ライニングの最大減肉量は初期値 3.85mm に対して 0.7㎜であった。また，落下試験後のライニング表面の浸透探傷試験の結果は，割れ等の有害な欠陥は認められず，燃料落下後のライニングは健全であることが確認された。

※1 「沸騰水型原子力発電所

燃料集合体落下時の燃料プールライニングの健全性について」（HLR-050）

別添 4-13169

図 1 は，気中による模擬燃料集合体の落下試験の方法を示したものである。
水中の燃料集合体重量（内挿物を含む）は，本試験で使用した模擬燃料集合体の重量未満であり，燃料集合体の高さについても，本試験の落下高さ未満となっている。また，燃料集合体の落下時は，水の抵抗による減速効果が期待できることから，この試験は保守的な評価結果となっている。

図1

模擬燃料集合体落下試験方法

図 1 に示す落下試験における模擬燃料集合体質量は，燃料チャンネルボック
スを含めた状態で 310kg と保守的 ※２ であり，燃料落下高さは燃料取替機による燃料移送高さを考慮し，5.1m と安全側である。
※2 東海第二発電所にて取り扱っている燃料集合体質量（燃料チャンネルボ
ックス含む）は，310kg 未満である。
別添 4-14170