本資料のうち，枠囲みの内容

東海第二発 電所

工事 計画審査資 料

は営業秘密又は防護上の観点

資 料 番 号

補足-180-3

改4から公開できません 。

提出年月日

平成 30 年 4 月 19 日

工事計画に係る補足説明資料
補足-180-3【使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する説明書に係る補足説明資料】

平成 30 年 4 月
日本原子力発電株式会社

1.

添付書類に係る補足説明資料「核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設」に係る添付資料(共通資料は除く)の記載内容を補足するための説明資料リストを以下に示す。

工認添付資料

補足説明資料Ｖ-1-3-4

1.評 価 条 件 の う ち ， 燃 料 取 出 期間 (9日 )使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する説の妥当性

明書

2.蒸発量の評価において考慮する発熱源について
3.可搬型スプレイ設備に係る安全性向上
対応
別添1

使用済燃料プールへのスプレイ量の評価
別添2

取出燃料の燃料被覆管表面温度の評価

2.

別紙（１）工認添付資料と設置許可まとめ資料との関係【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】

1

別紙 工認添付資料と設置許可まとめ資料との関係【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】

工認添付資料

設置許可まとめ資料

有効性評価

Ｖ-1-3-4

使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する
説明書

4.1
4.2
添付資料 1.5.9
添付資料 4.1.2

技術的能力

使用済燃料プールにおける重大事故に至るおそれがある事故
・想定事故1・想定事故2
使用済燃料プールにおける重大事故に至るおそれがある事故（想定事故１及び２）の有効性評価における共通評価条件について使用済燃料プールの水位低下と遮蔽水位に関する評価について

添付資料 2.1.12 使用済燃料プール大規模漏えい時の対応について

2

引用内容
小規模漏えい時の蒸発量，注水量等の評価結果を引用評価に用いる崩壊熱，蒸発量を引用評価に用いる崩壊熱，蒸発量を引用

設計方針を引用補足説明資 料目次頁
1.

評価条 件のうち ， 燃料取出期 間（9日 ）の 妥当性 ････････････････････････････ 1-1

2.

蒸発量 の評価お い て考慮する 発熱源に つ いて･･････････････････････････････ 2-1

3.

可搬型 スプレイ 設 備に係る安 全性向上 対 応････････････････････････････････ 3-1

別添1
使用済燃料プールへ の スプレイ量 の評価･･････････････････････････････････ 別1-1

別添2
取出燃料の燃料被覆 管 表面温度の 評価････････････････････････････････････ 別2-1

1.

評価条 件のうち ， 燃料取出期 間（9日 ）の 妥当性
使用済燃料プール水 の 蒸発量の評 価条件の う ち，原子炉 を停止し てから使用済 燃料プールへの使用済燃料 の 取出し完了 までの期 間 は，保守的 に9日と して評価するが ，その妥当性について以下の と おり確認し ている。
・9日は，定 期検査 主要 工程表にお ける約10.5日間と比較 し保守的 な設定となっ ている（第1-1図参 照）。
・至近4回の 定期検 査実 績と比較し ても保守 的 な設定であ る（第1-1表 参照）。
解列

9日
約 10.5 日
約3日

約1日

冷却，解放

ウェル水張

約 6.5 日燃料取出し
第1-1図 定 期検査主 要 工程表

第1-1表 至 近4回の 定期 検査実績
定期検査回 数定期検査実 績第21回定期 検査

約10.5日

第22回定期 検査

約12日

第23回定期 検査

約12日

第24回定期 検査

約13日

1-12.

蒸発量 の評価お い て考慮する 発熱源に つ いて使用済燃料プール水 の 蒸発量の評 価条件に お ける，使用 済燃料プ ール内の発熱 量は，使用済燃料の崩壊熱 を 用いて算出 している 。
使用済燃料プール内 に は，使用済 燃料の他 に 線源として 使用済制 御棒が存在す るが，使 用 済 制御 棒 が 発 熱 の 上 昇 に 寄 与 す る と 仮 定 し た 場 合 で も ， そ の 発 熱 量 は 数 十 kW程 度 ※であり，使用済燃料 の 崩壊熱であ る約9.1 MWと比較して 十分小さ く，使用済燃 料プール水の発熱量に有意な 影 響を与えな い。
※ 制御棒によ る発熱量 は 下式により 算出した 。
発熱量＝制 御棒放射 能 ×（ガンマ線エ ネルギ ＋ベータ線 エネルギ ）×1.6×10 － 19
ここで制 御棒放射 能 は添付資料「Ｖ-1-3-5 使用済燃料 貯蔵槽の 水 深の遮蔽能力に関する説 明書」で 示 すガンマ線 の線源強 度 に基づき算 出してい る 。なお，主要な放射性核 種がCo-60， Co-58等であ ること から ，ベータ線 について は ，ガンマ線エネルギ以 下と考え ら れるため， ベータ線 エ ネルギはガ ンマ線エ ネ ルギと同じ値として算出 している 。

2-1

3.

可搬型 スプレイ 設 備に係る安 全性向上 対 応
米国原子力規制委員 会（以下「NRC」という 。）は，2001年 の同時多 発テロを受け ，「暫定防護・安全補償対 策」命令（Interim Safeguards and Security Compensatory Measures）を2002年2月 25日付 で事 業者に出し ており， こ の命令の添 付書類2（暫 定補償対策 ：非公開）のうち，B.5.b項（ 非公開）で「航空 機衝 突を含め，大規模 火災，爆発等に より施 設の大部分が損なわれ た 場合に，炉 心，格納 容 器，使用済 燃料プー ルの冷却能力 を維持又は復旧させるための 緩 和措置の策 定」を 要求 している。
（この ため，緩和措置は「B.5.b」と称されている。）
その後，B.5.bの要 求事 項は，NRC規 則10CFR50.54(hh)項に 取り込まれ ている。

10CFR.50.54(hh)(2)Each licensee shall develop and implement guidance and strategies intended tomaintain or restore core cooling, containment, and spent fuel pool coolingcapabilities under the circumstances associated with loss of large areas ofthe plant due to explosions or fire, to include strategies in the following
areas;(1) Fire fighting;(2) Operations to mitigate fuel damage; and(3) Action to minimize radiological release.

このB.5.bの フェー ズ2（使用済燃 料プール ），3（炉心冷 却，格 納容器）への対 応のため，原子力エネルギ ー 協会（NEI）はガイド ラ イン（NEI-06-12 B.5.b Phase2&3 SubmittalGuideline； 以下「NEIガイド」と いう。） を 作成し，NRCからRevision2がエンド ースされている。
（ 参考；フ ェー ズ1は，利用 可能な資 材 と人員。NEIガイドの 最新版は，Revision3。）
NEIガイドで は，使 用済 燃料プール へのスプ レ イに関し， 以下の記 載がある。
・独立した 動力を有 す る可搬ポン プにより ，少なくとも1ユニッ トあ たり200 gpm（約45.4 m 3 /h）のス プレイ を行うこと 。
・使用済燃 料プール 内 燃料へのス プレイ量 を 見積もり， スプレイ量 を決定する 。
・スプレイ は，高温 燃 料の貯蔵位 置と整合 さ せる必要が ある。
ただし，これらの措 置 は，使用済 燃料プー ル が地下に設 置されて おり，ドレン できないサイトには要求さ れ ない旨，NRCから通 知さ れていると の注記も ある。

以上を踏まえ，更な る 安全性向上 を目的に ， 以下の対応 を実施す る。

3-1

（１）使用済燃料プールへのスプレイ量の評価
可搬型スプレイノズルは，使用済燃料プール近傍へ設置し，使用済燃料プールに約120 m3/hの流量で使用済燃料プール全体にスプレイできる設計とすることから，使用済燃料プールの蒸散率（約15.1 m3/h）を上回るスプレイ量を確保している。
スプレイ設計仕様に基づくスプレイ分布を第1-1図に，使用済燃料プールにおける可搬型スプレイノズルの設置位置とスプレイ分布を第1-2図及び第1-3図に示す。
スプレイ試験に基づくと，蒸発量（約15.1 m3/h）を上回るスプレイ量（約120 m3/h）が確保できると評価できる（別添1参照）。
常設スプレイヘッダは，使用済燃料プール近傍へ設置し，使用済燃料プールに約60 m3/hの流量で使用済燃料プール全体にスプレイできる設計とすることから，使用済燃料プールの蒸散率（約15.1 m3/h）を上回るスプレイ量を確保している。
スプレイ設計仕様に基づくスプレイ分布を第1-4図に，使用済燃料プールにおける常設スプレイヘッダの設置位置とスプレイ分布を第1-5図に示す。
スプレイ試験に基づくと，蒸発量（約15.1 m3/h）を上回るスプレイ量（約60 m3/h）が確保できると評価できる（別添1参照）。
（２）冷却効果を向上させるための対応
使用済燃料プール全体へのスプレイによる冷却効果を向上させるため，崩壊熱の大部分を占める取出燃料（高温燃料）については，定期検査中，使用済燃料プール内で分散配置を考慮し貯蔵する。
これにより，崩壊熱が最も大きい取出燃料の冷却について，スプレイ水との直接熱交換だけでなく，隣接する冷却の進んだ燃料への輻射や対流伝熱による放熱の効果により冷却効果を向上させることができる。分散配置パターンの例を第3-1，3-2図に示す。
スプレイ水は，直接スプレイされない場合でも，プール周辺からの流れ込みや使用済燃料プール雰囲気温度の冷却等，間接的に冷却にも寄与できる。また，熱交換が十分に行われる前にスプレイ水が使用済燃料内を流下する場合であっても，使用済燃料プール下層部雰囲気温度の冷却に寄与できる。
スプレイ水の供給量が崩壊熱による蒸発量を上回ることから，使用済燃料プール内雰囲気を100 ℃の飽和蒸気と仮定し，これと熱平衡状態にあるときの取出燃料の燃料被覆管表面温度を評価したところ，200 ℃を下回る結果となり，燃料被覆管に含まれるジルコニウムと水の反応が生じる温度（900 ℃以上※）を十分に下回ることから，使用済燃料の著しい損傷の進行を緩和できる。取出燃料の燃料被覆管表面温度評価を別添2に示す。
なお，使用済燃料プールからの大量の水の漏えいの発生により，使用済燃料プール水位が燃料プール冷却浄化系戻り配管水平部下端以下まで低下し，かつ水位低下が継続する場合において，使用済燃料プールへのスプレイを実施するものの水位低下が継続し，燃料がすべて露出した状態におけるスプレイ冷却を考慮している。
※ 「軽水型動力炉の非常用炉心冷却系の性能評価指針」（原子力安全委員会）

3-2

繰り返しパターン

取出燃料【1×1パターン】
第3-1図 分散配置パターンの例
取出燃料

０７０６０５０４０３０２０１012345678

第3-2図 取出燃料を70体入りラックで分散配置した例（1×1パターン）3-39別添1
使用済燃料プールへのスプレイ量の評価
東海第二発電所で採用する可搬型スプレイノズル及び常設スプレイヘッダに関して，スプレイ試験が実施されている。スプレイ試験にて得られたスプレイ量分布から実機での放水砲の設置角度を考慮したスプレイ範囲を想定，及びそれに基づく使用済燃料プールへのスプレイ量の評価について，以下に示す。
1.

可搬型スプレイノズル（１）スプレイ試験にて得られたスプレイ量分布①スプレイ試験条件②スプレイ試験結果
水量の計測結果は，下図のとおりで，この結果から可搬型スプレイノズルから各測定点までのスプレイ経路の放物線を設定した。
なお，可搬型スプレイノズル配備後，社内的にも試験を実施し検証することとする。

第 1-1 図 スプレイ量分布
別 1-1

（２）実機評価①スプレイ範囲の想定（１）で設定した放物線を基に実機での設置条件（放射角度0°）を考慮して，スプレイ範囲を評価すると使用済燃料ラック上面での放水面積は，77.6 m2となる（第1-2図）。

第 1-2 図 可搬型スプレイノズルの放水範囲（単体）

別 1-2

②使用済燃料プールへのスプレイ量の評価
可搬型スプレイノズルの放水範囲は，燃料ラック全面を包含しており，合計スプレイ量は約120 m3/hとなり，使用済燃料プールの蒸散率約15.1 m3/hを上回る。
各スプレイノズルのスプレイ量（m3/h）
スプレイノズル①
スプレイノズル②スプレイノズル③合計

第 1－3 図 可搬型スプレイノズルの放水範囲（組合せ）

別 1-3

2.

常設スプレイヘッダ（１）スプレイ試験にて得られたスプレイ量分布①スプレイ試験条件②スプレイ試験結果
ノズル単体試験結果に基づく各ノズルの放水範囲は，以下のとおり。

第 1-4 図 常設スプレイヘッダの放水範囲（単体）

別 1-4

（２）実機評価①スプレイ範囲の想定（１） で確認した各ノズルの放水範囲，実機でのノズル本数及び配置を基に使用済燃料プールへの放水範囲を確認した結果は，以下のとおり。

第 1-5 図 常設スプレイヘッダの放水範囲（組合せ）②使用済燃料プールへのスプレイ量の評価
常設スプレイヘッダの放水範囲は，燃料ラック全面を包含しており，プール内にスプレイされる合計量は約62 m3/hとなり，使用済燃料プールの蒸散率約15.1 m3/hを上回る。
なお，ノズルＡのみに着目した場合，放水範囲は，燃料ラックのほぼ全面，プール内スプレイ流量についても，下表のとおり，15.1 m3/hを上回っているが，燃料ラック全面へ完全に放水するためにノズルＢ及びノズルＣを設置する。
また，ノズルＡによるプール内スプレイ流量は，スプレイ流量をスプレイ範囲全面で均一とする保守的な評価としている。本評価では全体スプレイ流量にプール内外の放水面積比率を乗じることにより算出しており，プール外スプレイ流量は6.7 m3/hである。実際にはノズ
ルから遠方のためプール外にスプレイされる範囲の流量は減少し，ノズル単体試験結果に基づく算出では3.6 m3/hとなる。

別 1-5

仕様

ノズル使用本数

ノズル設置角度

ＡＢ
Ｃ

15 本
5本
4本

上向き 15 °下向き 40 °下向き 60 °スプレイ流量（1 本当たり）2.34 m3/h
3.83 m3/h
3.83 m3/h
合計

全体スプレイ流量
35.1 m3/h
19.1 m3/h
15.3 m3/h
69.5 m3/h

プール内スプレイ流量
28.4 m3/h※
19.1 m3/h
15.3 m3/h
62.8 m3/h※プール外面積Ａ（20.4 m2），プール内面積Ｂ（87.2 m2）より，プール内への流量を算出。
プール外流量：全体スプレイ流量×(Ａ/(Ａ＋Ｂ))＝35.1×（20.4/(20.4＋87.2)）＝6.7 m3/h
プール内流量：全体スプレイ流量－プール外流量＝35.1－6.7＝28.4 m3/h

別 1-6

別添2
取出燃料の 燃料被覆 管 表面温度の 評価

1.

概

要

使用済燃料プール内 の 燃料へのス プレイに よ る冷却につ いては， スプレイ水が 使用済
燃料プール全体をカ バ ーしている ことから ， スプレイ水 と燃料の 接触による冷 却が可能である。また，スプ レ イ水の供給 能力は使 用 済燃料プー ル内の燃 料の崩壊熱か ら求めた蒸発量を上回る水量 を 確保してい る。
スプレイ水は，燃料 等 との接触に より，燃 料 集合体周り に水蒸気 を発生させ， 燃料から水蒸気への輻射及 び 水蒸気の対 流による 冷 却も可能で ある。
したがって，スプレ イ 量の少ない 位置にあ る 燃料におい ても，燃 料から水蒸気 への輻
射及び水蒸気の対流 に より冷却で きる。こ の 水蒸気の流 れについ て模式的に表 したもの
を第2-1図に 示す。
本評価においては， ス プレイ水と 燃料の接 触 による冷却 の寄与が ないものとし ，使用済燃料プール内雰囲 気 を熱伝達率 がスプレ イ 水よりも小 さい100 ℃の飽和蒸気 と仮定して，輻射及び対流の み による燃料 被覆管表 面 温度を評価 した。
具体的には，取出燃 料 からの崩壊 熱と輻射 及 び対流によ る除熱が 熱平衡となる 時の燃料被覆管表面温度を 評 価した。

使用済燃料プールの蒸発量を上回るスプレイを行うことにより使用済燃料プー ル 内 は 飽 和蒸 気 で 満た され る燃料ラック（キャン型）

飽 和 蒸 気 に よる 対 流（ 燃 料 ラ ッ ク底 部 を 経由 する ）燃料集合体間に生じる差圧を 均 等 化 す る蒸 気 流（ 底 部 の 隙 間： 約 200mm）

第2-1図 ス プレイに よ る水蒸気の 流れ
別 2-1

2.

評価条件
・放熱面積

：取出燃料の燃料被覆管表面積（約9.20 m2）1 体・崩壊熱：取出燃料（約11.9 kW）1 体

・使用済燃料プール雰囲気 ：100 ℃の飽和蒸気・放熱手段
3.

：対流及び輻射評価方法（１）放熱面積A（約9.20 m2）
A＝π×Drod×L×Nrod×Nfa1≒9.20 [m2]
ここで，
Drod：燃料棒外径（11.2×10-3 m）
Nrod：燃料集合体あたりの燃料棒数（通常燃料棒66 本，部分長燃料棒8 本）
L：燃料棒有効長さ（通常燃料棒約3.71 m，部分長燃料棒約2.16 m）

Nfa1：燃料集合体数（1 体）（２）崩壊熱B（約11.9 kW）
添付資料「Ｖ-1-3-4 使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する説明書」第3.2-3表の崩壊熱を用いて，
B＝Dh÷Nfa2≒11.9×103 [W]
ここで，Dh：5サイクル目の取出燃料の崩壊熱（1.09×106 W[９×９（Ａ型）燃料]）

Nfa2：燃料集合体数（92 体：5サイクル目の取出燃料体数[９×９（Ａ型）燃料]）（３）対流及び輻射による放熱C，D（C+D＝崩壊熱B）
対流及び輻射による放熱は，以下の式を満足することから，その合計が崩壊熱と等しくなる
燃料被覆管表面温度（TS）を求める。
（対流）C
C=(TS-TA)×A×h（輻射）D
D=((TS+T0)4-(TA+T0)4)×A×f×σ×F12
ここで，TS：燃料被覆管表面温度（℃）
TA：雰囲気温度（100 ℃）（スプレイ水が崩壊熱による蒸発量を上回ることから熱平衡状態を仮定）
h ：対流熱伝達率（9.23 W/m2・K）

別 2-2

h=・

k：100℃の空 気の 熱伝導率（0.0315 W/m・k） （ 注 1）
d：チ ャンネル ボ ックス内の 等価直径 （0.0149 m）
Nu:ヌセルト 数（4.36） （ 注 1）

f：輻射率（ 0.675）f=
ε 1 ：燃 料棒の輻 射率（ 0.7） （ 注 2）
ε 2 ：水 の輻射率 （0.95） （ 注 1）

σ：Stefan-Boltzmann定数（5.67×10 -8 W/m 2 ・K 4 ） （ 注 1）
T 0 ：絶対 温度への 換算 値（273.15）
F 12 ：形態係数 （1）（燃料被覆 管からの 輻 射のうち， スプレイ 水 に吸収される割合。 本 評価のように燃料棒 及びスプ レ イ水間の輻 射を同軸 円 筒面間モデ ルとした 場 合，形態 係 数 は 1 （ 注 1） と な る 。 ま た ， 同 軸 円 筒 面 以外 の 様 々な 面 の 場 合 でも ，本評価のよう に燃料被 覆 管表面に付 着する等 近 距離に分布 した場合 ス プレイ
水への輻射 を想定す る と，形態係数 は0.7～0.9の間（ 注 1）となる と考え られ，評価結果へ の影響は 限 定的と考え られる。 ）

4.

評価結 果
前項の式を用いて求 め た結果，対 流と輻射 に よる放熱の 合計が崩 壊熱と等しく なる燃料被覆管表面温度（ TS）は，約166 ℃とな っ た（対流：約5.59 kW，輻射：約6.25 kW）。
なお，輻射率 について，燃料棒から スプレイ 水（水蒸気中の 水滴）へ輻 射する割合（ 形態係数）を0.5と した場 合は，約187 ℃と なっ た（対流：約7.37 kW，輻射：約4.47 kW）。

（注1）伝熱 工学資 料（注2）NUREG/CR-0497

別 2-3