本資料のうち，枠囲みの内容

東海 第二 発 電所

は営業秘密又は防護上の観点

資 料 番 号から 公開 で きま せん 。

提出年月日

工 事 計画 審査 資 料
補足-180改0

平成 30 年 ○月 ○日

工事計画に係る補足説明資料
補足-180【燃料取扱設備、新燃料貯蔵設備及び使用済燃料貯蔵設備に係る補足説明資料】

平成 30 年 10 月
日本原子力発電株式会社

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」に係る添付書類（共通資料は除く）の記載内容を補足するための説明資料を以下に示す。
工認添付書類

補足説明資料Ⅴ-1-3-2
燃料取扱設備，新燃料貯蔵設備及び使用済燃料貯蔵設備の核燃料物質が臨界

燃料取扱設備，新燃料貯蔵設備及び使用済
補足-180-1

いことに関する説明書に係る補足説明資料に達しないことに関する説明書
Ⅴ-1-3-3

燃料体等又は重量物の落下による使用済燃

燃料体等又は重量物の落下による使用済燃料貯蔵槽内の燃料体等の破損の防補足-180-2

止及び使用済燃料貯蔵槽の機能喪失のⅤ-1-3-4
補足-180-3

説明書
Ⅴ-1-3-5
使用済燃料貯蔵槽の水深の遮蔽能力に

補足-180-4

関する説明書Ⅴ-2-11-2-7
制御棒貯蔵ハンガの耐震性についての計算書

料貯蔵槽内の燃料体等の破損の防止及び使用済燃料貯蔵槽の機能喪失の防止に関する説明書に係る補足説明資料

防止に関する説明書
使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する

燃料貯蔵設備の核燃料物質が臨界に達しな

補足-180-5

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
使用済燃料貯蔵槽の水深の遮蔽能力に関する説明書に係る補足説明資料
制御棒ハンガの運用変更に伴うサイドバン
カプールでの廃棄物貯蔵に関する説明書

補足-180-1【燃料取扱設備，新燃料貯蔵設備及び使用済燃料貯蔵設備の核燃料物質が臨界に達しないことに関する説明書に係る補足説明資料】

別紙（１）工認添付書類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】
別紙 工認添付書類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】

工認添付書類

引用内容

SA

54-13

使用済燃料プール水沸騰・喪失時の未臨界性評価

資料の記載の一部を引用

有効性評価

燃料取扱設備，新燃料貯蔵設備及び使Ⅴ-1-3-2 用済燃料貯蔵設備の核燃料物質が臨界に達しないことに関する説明書

設置許可まとめ資料

4.1
4.2

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・想定事故2

実効増倍率の水密度依存性の評価結果を引用

補足説明資 料目次頁
1.

小規模 漏えい時 の 沸騰状態に おける実 効 増倍率につ いて ･･････････････････････1-1

2.

未臨界 性評価に お ける燃料体 等上下部 の 計算体系設 定の考え 方 ････････････････2-1

3.

大規模 漏えい時 の 未臨界性評 価におけ る 水密度を一 様に変化 さ せることの 妥当性 3-1

4.

未臨界 性評価の 条 件 ･･････････････････････････････････････････････････････4-1

5.

未臨界 性評価に お ける不確定 性 ････････････････････････････････････････････5-1

別添1
ラックセル中のボロ ン の減損割合 の評価･･････････････････････････････････ 別1-1

1.

小規模 漏えい時 の 沸騰状態に おける実 効 増倍率につ いて仮に使用済燃料プー ル 水が沸騰又 は喪失状 態 となった場 合には， 使用済燃料プ ールの水密度が減少するこ と により，ラ ックセル 内 で中性子を 減速する 効果が減少し ，実効増
倍率を低下させる効 果 が生じる。 一方，ラ ッ クセル間で は水及び ラックセルに よる中性子を吸収する効果が 減 少するため ，隣接ラ ッ クへの中性 子の流れ 込みが強くな り，実効増倍率を増加させる 効 果が生じる 。低水密 度 状態を想定 した場合 の使用済燃料 プールの実効増倍率は上記の 2つ の効果のバ ランスに よ り決定され るため，ラックの材質・ピッチの組合せによっては 通 常の冠水状 態と比較 し て未臨界性 評価結果 が厳しくなる 可能性がある。
そ こで ， 東海第 二 発 電 所 の使 用 済 燃料 プ ー ル に おい て 水 密度 を 一 様に0.0～ 1.0 g/cm 3と変化させて実効増 倍 率を計算し たところ ， 中性子の強 吸収体で あるラックセ ル中のボ
ロンの効果により， 実 効増倍率を 増加させ る 効果がある 隣接ラッ クへの中性子 の流れ込みが抑制されること か ら，水密度 の減少に 伴 い実効増倍 率は単調 に減少する結 果が得られた。ボロンは供用 期 間中に中性 子を吸収 し ，中性子の 吸収体と しての効果が 低下する
ことが考えられるが ， 仮に供用期 間を60年 と しても効果 の低下は ごく僅かであ り，供用期間後の使用済燃料 搬 出までの期 間を10年 （ 合計70年間 ）と仮定 しても効果の 低下はごく僅かであると考え ら れる（別添1参照）。 こ のため，水 密度が減 少する事象が 生じた場
合でも未臨界は維持 さ れることと なる。

1-1

2.

未臨界 性評価に お ける燃料体 等上下部 の 計算体系設 定の考え 方
大規模漏えい時の未 臨 界性評価に おける燃 料 体等上下部 の計算体 系は，有限の 体系とし，以下のとおり設 定 している。
大規模漏えい時の燃 料 有効長部分 は，上下 部 も含め全域 にわたり 低水密度状態 となっているが，低水密度 状 態において も十分な 中 性子の反射 効果が得 られる厚さ（ 中性子の反射効果が飽和する 厚 さ）となる 反射体を 仮 定して解析 を実施し ている。
具体的には，燃料体 等 の上下部構 造物，ラ ッ クの支持脚 等及び使 用済燃料プー ル下部
コンクリートのライ ニ ングはSUS材 で構成 され ており，上 記で考慮 した 反射体と比 較して反射効果が小さく， 中 性子吸収材 として働 く ため，計算 体系上は 無視している 。
その上で，上 下部に つい ては，「 臨界 安全ハン ド ブック第２ 版」（ 日本原 子力研究所 1999年）にお いて，200 ㎜ 以上の厚 さがあ れば， 十分な反 射体厚 さ ＊ 1 であるとさ れてお り，
これを包絡する値と し て厚さ300 ㎜の水反 射 体としてい る。

注記＊1：あ る厚さの 反射体を考 慮した場 合 の実効増倍 率と厚さ 無限大の反射 体を考慮した 場合 の 実効 増 倍率 がほ ぼ同 等 とな る 場合 の反 射体 厚さ（ 実 効増 倍率 が同等と なる 場 合と は ，両 者の 実効 増 倍率 の 差が 厚さ 無限 大の反 射 体を 考慮 した
場合の実効 増倍率に 対 して10 -3 Δk/k以下と なる厚さ）

2-1

3.

大規模 漏えい時 の 未臨界性評 価におけ る 水密度を一 様に変化 さ せることの 妥当性
大規模漏えい時の未 臨 界性評価は ，使用済 燃 料プール水 が喪失し た状態で，可 搬型ス
プレイ設備（使用済 燃 料プールへ のスプレ イ ）にてラッ ク及び燃 料体等を冷却 し，臨界とならないよう配慮 し たラック形 状及び燃 料 配置におい て，スプ レイや蒸気条 件においても臨界を防止でき る ことを確認 する。こ の スプレイや 蒸気条件 の想定として 使用済燃料プール全体の水密 度 を一様に0.0～1.0 g/cm 3 まで変 化させる ことと している。
大規模漏えい時には ， 可搬型スプ レイ設備 に より使用済 燃料プー ル全体に注水 する手順となっており，燃 料 体等からの 崩壊熱に よ りラック内 外で水密 度の濃淡が生 じるものの，偏った水密度分 布 となること は考え難 い 。また，使 用済燃料 プール水が喪 失していく過程や再冠水過程 に おいてもラ ック底部 か らラック内 に水が流 れ込む構造に なっており，ラック内外で著 し い水位差は 生じない 。 したがって ，スプレ イや蒸気条件 における
未臨 界 性 評価 条 件 とし て， 水 密 度を 一 様 に0.0～1.0 g/cm 3 ま で変 化 させる こ と は妥 当で
ある。

3-1

4.
4.1

未臨界 性評価の 条 件
燃料条 件
TGBLA ＊ 1 /GEBLA ＊ 2 /NEUPHYS ＊ 3 にて評 価した 無限 増倍率を第4-1～5図 に 示す。９×９燃料（ Ａ型 ）， ９×９ 燃 料（ Ｂ型 ）， 高燃 焼度 ８×８ 燃料 等の 炉心 装荷時 の無 限増 倍率
は，それぞれ添加さ れ たガドリニ アの量に よ って2種類ず つある タイプを，それ ぞれ軸
方向2～4領域に分割 し ，2次元の無 限体系 にて 燃焼を進め て計算し ている。いず れの燃料においても低Gd燃 料 上部におい て無限増 倍 率が最大と なり，運 転期間中のガ ドリニ
ア効果によるピーク を 考慮しても1.30を超 え ることはな い。した がって，十分 大きな
保守性をもつモデル バ ンドルとし て，炉心 装 荷時の無限 増倍率が 1.30となるよう 設定した。中でもピー ク時 の無限増倍 率が高い の は９×９燃料（Ａ型 ）及び９×９燃料（Ｂ型）で あるが ，値は ほ ぼ同等 のため ，９×９ 燃料（ Ａ型） をモデ ルバンド ルの想 定に用いた。
濃縮度分布 は燃料棒 を 外側から1か ら複数 列ず つ，数種類 に分け，実燃 料の濃縮度分
布を参考に，濃縮度 分 布を設定し た。この 濃 縮度分布は ，ウラン 燃料設計の基 本的な考え方（燃料集合体 の 内側と外側 での中性 子 スペクトル の違いを ふまえ，濃縮 度を外側に向 かって 低く， コ ーナー 部は最 も低濃 縮 度にす る）に 基づい ている。 ９×９燃料（Ａ型）の濃縮度分 布 を参考にし ，ガドリ ニ アの燃焼が 進んだ状 態を想定して 無限増
倍率が1.30となるよ う に濃縮度分 布を変更 し た結果，平 均濃縮度 は

wt％とな った。

また，いずれの燃料 に おいても燃 焼が進む と 無限増倍率 は低下す るため，使用 済燃料として貯蔵される状 態 においては ，より大 き な保守性を もつと言 える。モデル バンド
ルとし ては９×９燃 料 （Ａ型 ）を用 いたが ， いずれ の燃料 を用い てもこの 大きな 保守性に包絡され，燃料 条 件としては 保守的な 設 定となる。
注記＊1：沸騰水 形原 子力発電所

燃料集 合 体核特性計 算手法，TLR－006，東京 芝浦

電気株式会 社，昭和 51年9月＊2：NEDO-20913A， C.L.Martin，Licensing Topical Report LATTICE PHYSICSMETHODS,General Electoric，1977＊3：ＢＷＲ の燃料 集合 体核特性計 算手法に つ いて，NLR― 01，原 子燃 料工業株
式会社，平 成6年4月

4.2

ラック 条件
解析使用値 としては 実 効増倍率が 最も大き く なる公差の 組み合わせ の条件を用 いる。
具体的には，ラック の 製作公差に おいて， ラ ック板厚は 吸収材の 量が少なくな るよう
小さくし，ラックピ ッ チ及び内の りは燃料 が より接近す るよう小 さくした。東 海第二発電所の使用済燃料 プ ールは減速 不足の体 系 であり，ラ ックピッ チを小さくす ることによってさらに減速 不 足となる影 響も考え ら れるものの ，ラック の製作公差は 以下の4-1

とおり （公称 値±公 差 ）であ り，最 小値， 公 称値， 最大値 にて実 効増倍率 を計算 した
結果，それぞれ上述 の 選択によっ て最も保 守 的になるこ とを確認 し た（第4-6～ 8図）。
ラック 板厚：mm±mm

ラック ピッチ：mm±mm

ラック 内のり：mm±mm

ボロン濃度 は保守的 に 製造範囲（

wt％～wt％） の下限値を 使用した。ラ

ック配列については ， 鉛直方向は 実際の燃 料 有効長3.71 mの有限 体系を模擬し ，水平
方向は保守的に無限 配 列とした。さらに，燃 料上下に30 cmの水反 射体領域を設 け，その外側の境界条件を 真 空とした。
なお，ラッ クは角管 同 士を溶接し て製造し て おり，溶接 部分には隙 間やボロン の減損が生じる可能性が あ るが，実効 増倍率に 有 意な変化は ない。
以上より， ラック条 件 は保守的な 設定とな っ ている。

4.3

プール 水条件
使用済燃料 プール水 条 件のうち， 水温につ い ては4 ℃の 時に密度が 大きく評価 結果
が最も厳しくなる 。水 温を0～100 ℃まで 変化 させても ，水密度 は0.95 g/cm 3 を 下回らな い 。 した が っ て ， 水密 度 に つ い て ， 0 g/cm 3 ，g/cm 3 ，4.4

g/cm 3 ，g/cm 3 ，g/cm 3 ，g/cm 3 ，g/cm 3 ，g/cm 3 ，1.0 g/cm 3 の9点を評価した。

その他 の条件（１）チャ ンネル・ ボ ックス
未臨界性評 価におい て ，チャンネ ル・ボッ ク スは装着し た状態を想 定している 。主
要な作用として中性 子 の減速効果 及び吸収 効 果があるが ，チャン ネル・ボック スを考慮することにより， 代 わりに水が 存在する 場 合よりいず れの作用 も小さくなる 。減速
効果が小さくなれば 中 性子増倍率 は低くな り ，中性子吸 収効果が 小さくなると 中性子増倍率は高くなる。 チ ャンネル・ ボックス を 装着した状 態の吸収 効果低減の影 響が減速効果低減の影響よ り 大きいため ，チャン ネ ル・ボック スを装着 した状態の方 が実効増倍率が高くなり， 保 守的である 。

（２）ラッ ク内偏心 配 置
ラック内で 燃料が偏 心 する場合を 考慮し，1方 向の角に燃 料が偏って 配置した場 合について，中心に配置 し た場合と比 較した結 果 ，中心に配 置した場 合が最も実効 増倍率が高い結果を得た。 こ れは，ラッ ク内で燃 料 が偏心する と，中性 子の強吸収体 である
B-SUSに接近 するこ とに より，燃料 領域の熱 中 性子が減少 するため であり，中心 配置とした設定は保守的で あ る。
4-2

4.5

燃料条 件，ラ ック 条件及びそ の他の条 件 の保守性に ついて
燃料条件，ラック条 件及 びその他の 条件が保 守 的になるよ う，上述のと おり設定し，実効増倍率が最も厳 し くなる条件 とした。

第4-1図

９×９燃料（ Ａ型）の冷 温時無限 増 倍率

第4-2図

９×９燃料（ Ｂ型）の冷 温時無限 増 倍率

4-3

第4-3図第4-4図

高 燃焼度 ８×８燃料の冷 温時無限 増 倍率

新 型８×８ジ ルコニウム ライナ燃 料 の冷温時無 限増倍率

4-4

第4-5図第4-6図

新 型８×８燃 料の冷温時 無限増倍 率

ラ ック板 厚を 変化させた 場合のk eff の 変化

4-5

第4-7図ラ ックピ ッチ を変化させ た場合の k eff の変化

第4-8図

ラ ック内 のり を変化させ た場合の k eff の変化

4-6

5.
5.1

未臨界 性評価に お ける不確定 性
計算コ ード等 の不 確定性
計算コード 等の不確 定 性は，計算 コードの 不 確定性，燃 料及びラッ ク製作公差 （ラック配置は実効増倍 率 が高くなる 偏心配置 ） 及び統計誤 差からな る。計算コー ドの不確定性は，実験値と 計 算値の平均 的なずれ（ 平均誤差）が，分散の95 ％ 信頼度

から求められる標準 偏 差の上限に ，95 ％ の確 率で実験結 果が計算 値を上回らな い条件を考慮 した値 （95 ％信 頼度×95 ％確率 ）がであ る。 当該値 は， 米国PNLで実施されたPNL-3602臨界 実 験のうち， 吸収材の 種 類や濃縮度 等，燃料 ラックの臨界 解析で重要なパラメータ（ 第1表）がBWR燃 料ラッ クの 条件に近い32ケースを 対象とした ベン
チマーク解析により 評 価済である 。選定し た 臨界実験は ，対象の 実 験の中ではBWRの使用済燃料プールの体 系 に近いもの であり， パ ラメータ範 囲に入ら ない項目もあ るものの，燃料棒寸法につ い ては異なる 値に対し て 解析を実施 しばらつ きが小さいこ と，濃縮度についてはその 平 均値が臨界 実験のパ ラ メータ範囲 内にある こと，被覆管 の中性子吸収割合は燃料集 合 体全体で見 れば少な い こと等から ，パラメ ータ範囲逸脱 の影響は小さく，ケース数 と しても十分 と考えら れ る。製作公 差に基づ く不確定性（ 燃料製
作公差とラック製作 公 差（＋燃料 偏心配置 影 響））につ いては， 実効増倍率が 最も高くなる体系を対象に 解 析を実施し ているこ と から，解析 結果に含 まれている。 統計誤
差3σ（実効 増倍率

に対し，統計誤差 3σ は）について もSCALEの解析 結果

として実効増倍率に 加 えた値を評 価結果と し ている（第2表）。

5.2

KENO-Ⅴ.a及び KENO-Ⅵにおけ る評価モ デ ルの違いと 実際の評 価 結果の違い の影響
PWRではKENO-Ⅵを用 い て評価を実 施してい る が，東海第 二発電所では KENO-Ⅴ.aを用いている。SCALEを開発 したORNLの 文献ORNL/TM-2001/110 ＊ 1 があり，そ れによると，Ⅴ .aとⅥのモデルの違い は ，主に幾何 形状モデ ル であるが，臨界計算 に おける解析 結果（≒
100 ％Δk） のバー ジョ ン間の差異 は0.1 ％ Δk～0.2 ％Δkと小さ く， 統計誤差0.002～0.004と比 較して 有意 でない。

5.3

評価方 法
東海第二発 電所の使 用 済燃料プー ル未臨界 性 評価条件と しては，ラ ック製作公 差や偏心等の厳しい条件 を 用いて実効 増倍率を 計 算するのに 対し，PWRでは公称値に より実効増倍率を計算した 結 果に，不確 定性とし て ，製作公差 等それぞ れのばらつき に基づ
く実効増倍率の誤差 を 未臨界性評 価上厳し く なる側に統 計的に加 算する。
PWRでは公称 値に基 づく 実効増倍率 に，不確 定 性（計算コ ードの不確 定性，燃料 及びラック製作公差（燃 料 材の直径， 密度等比 較 的詳細な項 目に及ぶ 製作公差。ラ ック配
置は未臨界度が厳し く なる偏心配 置），統 計 誤差）を考 慮し，実 効増倍率0.98以下で5-1

評価している。一方 ，BWRでは厳し い条件に 基 づく実効増 倍率に，コードの不確 定性を含まない等，誤差項 目 について比 較的詳細 に 扱っていな いが，統 計誤差につい ては標
準偏差の3倍 を考慮 した 上，0.95以下で 評価し ている ＊ 2 。また ，「臨界 安全ハンド ブッ
ク第２版」（日本原 子 力研究所 1999年）にお いては「モ ンテカル ロコードを用 いた場
合には，計算された 平均 増倍率に標 準偏差の 3倍 の値を加え た値を推定 臨界下限増 倍率
または0.95と比較し ， 未臨界を判 定する。 」 とされてい る。

注記＊1： Validation and Comparison of KENO Ⅴ.a and KENO-Ⅵ＊2：ANSI/ANS-57.2-1983 Design Requirements for LWR SF Storage Facilities at
Nuclear Power Plants

第1表

燃料 ラック の臨 界解析で重 要なパラ メ ータ（抜粋）

5-2

第2表

未臨 界性評 価に おける不確 定性評価 結 果

臨界計算上 の不確定 性 評価項目
計算コード の不確定 性

不確定性

平均誤差

Δk

平均値の不 確定性εc

製造公差に基づく

燃料製作公 差

εf

－＊1

不確定性

ラック製作 公差εr－＊1（＋燃料偏 心配置影 響 ）統計誤差 ＊ 2

3σ

実 効 増 倍 率 は k eff ＋ ε ＝ k eff ＋ Δk＋ √((ε c ) 2 ＋ (ε f ) 2 ＋ (ε r ) 2 ＋ (3σ ) 2 )と 計 算 で き る ＊ 3
が ，Δ k及びε c は 0と し て いる 。k eff の 計算 の 入 力 に炉 心 装 荷時 無 限 増 倍率1.30の ほ か ，ラック製作公 差を実効 増 倍率が保守 的になる よ う見込み， ＊2のよ うに 標準偏差の3倍を考慮
して0.95 以 下を確 認し ている。

注記

＊1：製作公 差に 基づく不確 定性のう ち ，燃料製作 公差につ い ては，炉心 装荷時の無限 増 倍 率 が 1.30と な る よ う 設 定 し ， ラ ッ ク 製 作 公 差 （ ＋ 燃 料 偏 心 配 置 影 響 ）に つ い て は ， 実 効 増 倍 率 が 最 も 高 く な る 体 系 を 対 象 に 解析 を 実 施 し て い る ことから，解 析結果（ 実 効増倍率 k eff ）に 含ま れている。
＊2：入力値 である乱 数（追跡する 中性子）から 計算した実 効増倍率 の 平均値と，個々の 実 効 増 倍 率 の 計 算 値 の 差 か ら 標 準 偏 差 を 求 め ， 臨 界 安全 ハ ン ド ブ ッ ク の 考え方に従い ，標準偏 差 の3倍として いる。
＊3：ANSI/ANS-8.17-2004 criticality safety criteria for the handling, storage,
and transportation of LWR fuel outside reactors

5-3

別添1
ラックセル 中のボロ ン の減損割合 の評価

1.

概

要

中性子の強吸収体で あ る使用済燃 料貯蔵ラ ッ クセル中の ボロン（ 10 B）は供用期間 中に中性子を吸収し，中 性 子の吸収体 としての 効 果が低下す ることが 考えられるが ，供用期間及び供用期間後の 使 用済燃料搬 出までの 期 間を想定し た場合に おける使用済 燃料ラッ
クセル中の 10 Bの減損率 を評価する 。

2.

評価方 法
使用済燃料貯蔵ラ ッ ク セ ル 中 の 10 Bの 中 性 子 吸 収 減 損 率 は 以 下 の 式 に よ り 評 価 さ れ る 。
（ 10 B原子1個 あたりの 中性子吸収 減損率）＝（中性子 照射量）×（ 10 Bの吸収反 応断面積 ）評価にあたっては， 類 似の評価事 例として ， 乾式キャス クのバス ケット（燃料 を収納する部分）における 評 価事例をも とに以下 の とおり評価 した。

乾 式 キ ャ ス ク に お け る 60年 間 の 供 用 期 間 中 に 受 け る 放 射 線 照 射 量 は 10 14 n/cm 2 ～ 10 16
n/cm 2 と 評価され ている ＊ 1 。
ここで，10 Bの減 損率を 安全側に評 価するた め ，放射線照射 は全て熱中性子によ るものとし，中性子照射量 を1×10 16 n/cm 2 とし て評価 する。なお ， 10 Bの吸収 反応断面積 は3838
barn ＊ 2 を使 用する 。
以 下 の とお り ， 乾 式 キ ャ ス ク に お け る 供 用 期 間 中 （ 60年 間 ） の 10 B原 子 1個 あ た り の 中
性子吸収減損率は約 0.004 ％とごく 僅かで ある 。
（1×10 16 ）×（3838×10 -24 ）＝3.84×10 -5
また，使用済燃料搬 出 までの期間 を想定し 評 価期間を仮 に70年間 とした場合で も以下のとおり，中性子吸 収 減損率は約0.004 ％ と ごく僅かで ある。
（1×10 16 ）×（70/60） ×（3838×10 -24 ） ＝4.48×10 -5

3.

評価結 果
以上のとおり，乾式 キ ャスクにお いて，評 価 期間を60年 間及び70年間とした場 合で評価しても ， 10 Bの減 損率 は約0.004 ％であり ，ごく僅かで ある。なお ，使用済 燃料貯蔵 ラ
ックセルでは水によ る 中性子の減 速・吸収 効 果があるた め，中性 子束は乾式キ ャスクよりも減少することが 見 込まれる。
したがって，使用 済燃 料貯蔵ラッ クセルに お いても同様 に 10 Bの中性 子吸収体の 効果低
別 1-1

下は無視できるほど 小 さいと考え られる。
注記

＊1：リサイ クル 燃料備蓄セ ンター

そ の他の安全 対策につ い て（長期貯 蔵に対する考慮），平 成22年2月， 原子力安全 ・保安院
＊2：アイソ トープ 手帳 11版（公益 財団法人 日 本アイソト ープ協会 発 行）

別 1-2

補足-180-2【燃料体等又は重量物の落下による使用済燃料貯蔵槽内の燃料体等の破損の防止及び使用済燃料貯蔵槽の機能喪失の防止に関する説明書に係る補足説明資料】

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」に係る添付書類（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。

工認添付書類

補足説明資料
1.使用済燃料プール周りの主要な重量物

Ⅴ-1-3-3の配置

燃料体等又は重量物の落下による使用済

2.燃料取替機及び原子炉建屋クレーンの燃料貯蔵槽内の燃料体等の破損の防止及待機場所についてび使用済燃料貯蔵槽の機能喪失の防止に

3.原子炉建屋クレーンのインターロック

関する説明書について
4.新燃料の取扱いにおける落下防止対策
5.キャスク取扱い作業時における使用済
燃料プールへの影響
6.照射済燃料及び使用済燃料取扱い時の使用済燃料プールへの影響
7.ワイヤロープ及び主要部材の強度に関する説明について8.イコライザハンガの概要について
9.使用済燃料プールの機能に影響を及ぼすおそれのある重量物の抽出結果
別添1 重量物落下時のチャンネル・ボッ
クスへの荷重について
別添2 BWR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.

別

紙

（１）工認添付書類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
（１）工認添付書類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】
別紙

工認添付書類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】

工認添付書類
燃料体等又は重量物の落下による使用済燃料貯蔵槽内の燃料体等の破損の防Ⅴ-1-3-3
止及び使用済燃料貯蔵槽の機能喪失の防止に関する説明書

DB第 16 条

設置許可まとめ資料

引用内容

燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設

落下防止について引用
ただし，燃料取替機，原子炉建屋クレーン及び使用済燃料乾式貯蔵建屋天井クレーンに係る評価方法，評価結果については，各耐震計
算書に示す。

補足説明資料目次頁
1.

使用済燃料プール周りの主要な重量物の配置････････････････････････････････････････1-1

2.

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･･････････････････････････････2-1

3.

原子炉建屋クレーンのインターロックについて･･････････････････････････････････････3-1

4.

新燃料の取扱いにおける落下防止対策･･････････････････････････････････････････････4-1

5.

キャスク取扱い作業時における使用済燃料プールへの影響････････････････････････････5-1

6.

照射済燃料及び使用済燃料取扱い時の使用済燃料プールへの影響･･････････････････････6-1

7.

ワイヤロープ及び主要部材の強度に関する説明について･･････････････････････････････7-1

8.

イコライザハンガの概要について･･････････････････････････････････････････････････8-1

9.

使用済燃料プールの機能に影響を及ぼすおそれのある重量物の抽出結果････････････････9-1

別添1 重量物落下時のチャンネル・ボックスへの荷重について･････････････････････････別1-1
別添2 BWR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2-1

1.

使用済燃料プール周りの主要な重量物の配置
落下時に使用済燃料プールの機能へ影響を及ぼすおそれのある主要な重量物の配置を第1-1図に示す。

第 1-1 図 使用済燃料プール周りの主要な重量物の配置

1-1

2.

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，使用済燃料プール上へ待機配置せず，待機位置はＤ／

Ｓプール上とする運用にすることで，使用済燃料プールへの落下は防止される。また，レールからの落下を防止するよう，ストッパから基準地震動Ｓｓでの滑りを考慮した距離をとる。第2-1～
2図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待機場所を示す。

第2-1図 燃料取替機待機場所

2-1

第2-2図 原子炉建屋クレーン待機場所

2-2

3.

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使用済燃料輸送容器又は使用済燃料乾式貯蔵容器（以下「キャスク」という。）及び重量物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6階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（A～C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。上記について，3次文書「工事要領書作成手引き」にて原子炉建屋原子炉棟6階にて楊重作業を行う場合，インターロック（A～Cモード）のモード選択を行い，移送範囲を制限することを明確化し（使用済燃料プールへ移送を行わない場合は，A又はBモードとする。），工事毎の要領書にて，走行範囲を明確にし，使用済燃料プールへの落下防止を図る。
原子炉建屋クレーンのインターロックによる重量物移送範囲とリミットスイッチ展開図の関係
を第3-1～2図に示す。なお，使用済燃料プール上へアクセス可能なモードはCモードのみである。

第3-1図 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3-1

第3-2図 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

3-2

4.

新燃料の取扱いにおける落下防止対策
新燃料は，新燃料輸送容器に2体ずつ収納され原子炉建屋クレーン（主巻）によって原子炉建屋

原子炉棟6階へ搬入する。新燃料輸送容器から新燃料検査台へは新燃料を1体ずつ原子炉建屋クレーン（補巻）によって移送し，受入検査を実施するとともにチャンネル・ボックスを装着する。
新燃料検査台から新燃料貯蔵庫又はチャンネル着脱機へ原子炉建屋クレーン（補巻）にて移送する。新燃料貯蔵庫からチャンネル着脱機への移送にも原子炉建屋クレーン（補巻）を用いる。吊具として使用するナイロンスリングは気中作業で確実な装着を確認し，安全率は，6 以上を確保している。チャンネル着脱機から使用済燃料プールのラック，ラック間及びラック－原子炉間の移送は燃料取替機にて取り扱われる。
新燃料の取扱いに係る移送フロー及び経路（例）を第4-1図に示す。

＜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 原子炉への移送
第4-1図 新燃料の取扱いに係る移送フロー及び経路（例）
第4-1図に示すとおり，新燃料は，原子炉ウェル上を通過しているが，新燃料移送は運転中に実施するため，原子炉蓋は閉まっており，原子炉内に新燃料が落下することはない。また，新燃料を使用済燃料プールへ移送する際は，使用済燃料プール上を移送しない運用とし，使用済燃料プール上への落下を防止している（次頁「【参考】新燃料の入水作業」参照）。
原子炉建屋クレーンは，動力電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を装備し，新燃料の落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。
原子炉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，動力電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4-1

落下は防止される。
チャンネル着脱機（第4-2図）は，使用済燃料プールの床面に設置し，ガイドレールがプール壁面の金物に差し込まれており，上部でボルト固定されている。チャンネル着脱機は，1体のみ燃料
体等を載せることのできる台座と燃料体等が倒れないよう上部で支持する固定具が一体（カート）となり昇降する設計となっている。カートはガイドレールに支持されており，ローラチェーンを介して最上限ストッパから下限ストッパの位置までの間を昇降（第4-3図）し，直接使用済燃料プールライニングに衝突しないため，
使用済燃料プールライニングを損傷させることはない。
なお，
燃料集合体外観検査時に燃料体等の昇降を行う際には，線量低減の観点から，機械的なインター
ロックにより，上限ストッパの位置までに上昇を制限する運用とする。電源遮断時には，電磁ブレーキで駆動軸を保持する構造となっている。
【参考】新燃料の入水作業
新燃料取扱時においては，原子炉建屋原子炉棟 6 階に搬入された新燃料輸送容器から，原子炉建屋クレーン（補巻）によって，燃料集合体を 1 体ずつ吊上げ，新燃料検査台にて受入検査しチャンネル・ボックスを装着した上で，再び原子炉建屋クレーン（補巻）にて吊上げて移動し（場合によっては新燃料貯蔵庫に貯蔵した後同様に吊上げて移動し），チャンネル着脱機に載せて使用済燃料プールに入水し，燃料取替機に受け渡す。
新燃料検査台又は新燃料貯蔵庫にて，原子炉建屋クレーン（補巻）は，安全率 6 以上のワイヤ
ロープに装着された落下防止装置付きのフックに，安全率 6 以上のナイロンスリングを気中作業にて確実に取り付けた新燃料をゆっくり吊り上げる。
新燃料検査台又は新燃料貯蔵庫からチャンネル着脱機の直近までは，原子炉建屋原子炉棟 6 階の床面上を，新燃料の動線上にある構造物を避けるために必要な高さ（最大約 1.2 m）に吊上げながら移動する。新燃料は，使用済燃料プールのチャンネル着脱機上に移動する前に，約 50 cm の吊上げ高さに降下し，参考図のように，金属製の柵に囲まれたチャンネル着脱機の吊り下ろしエリアへ，作業員が直接手で触れ監視しつつクレーン操作者に指示を出して移動する。チャンネル
着脱機の吊り下ろしエリアでは，水面上に差し掛かる前に新燃料をチャンネル着脱機上面から約10 cm の高さまでゆっくり吊下ろす。
チャンネル着脱機のカートが，水面から深さcm 程度の高さまで上昇した状態で待機しているところへ，作業員が直接手でサポートしながらクレーン操作者に指示を出し，新燃料をカート直上にゆっくりと移動させる。カートの真上に来たことを作業員が目視で確認し，ゆっくりと確
実にカートの上面にある燃料をホールドする四角形の孔に目視をしながら下部タイ・プレートの下端から挿入し，カート下方の台座まで新燃料を降下させる。

4-2

吊り上げた燃料集合体
万一カートの直上以外にアクセスしようとしても柵等が障害となる

チャンネル着脱機カート上にアクセスするまでの動線上に使用済燃料プールライニングは無い。

参考図 チャンネル着脱機のカートへ吊り下ろす直前の状況（イメージ）4-3

第4-2図 チャンネル着脱機概略図

第4-3図 ストッパの位置

4-4

5.

キャスク取扱い作業時における使用済燃料プールへの影響
空のキャスクの取扱い作業は原子炉建屋クレーン（主巻）を使用し，機器ハッチより原子炉建

屋原子炉棟6階床面へキャスクの移送を行い，キャスクピットにて使用済燃料の収納作業が行われる。ラックからキャスクピットのキャスクへの使用済燃料の移送には燃料取替機を用いる。作
業概要について第5-1図に示す。
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，動力電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おそれがあるが，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使用済燃料プールライニング健全性は維持される。キャスクとキャスクピ
ットゲートの上から見た位置関係を第5-2図に示す。
使用済燃料を燃料取替機にてキャスクに収納する際は，キャスクピットにアクセスするため，燃料取替機のモードをキャスクピットモードに切り替える。通常燃料をれないインターロックとなっているが，これによって，最大mmしか吊り上げらmmまで吊り上げられるようになる。しかし当該モード切替は通常モードでアクセス不可となるキャスクピットゲートの手前で行うこととし，

mm以上の吊り上げもキャスクの手前であるキャスクピットゲート付近で行うこととする。第5-3図にキャスクとキャスクピットゲートの横から見た位置関係を示す。
キャスクピットから取り出したキャスクは，原子炉建屋原子炉棟6階床面とは隔離されたキャ
スク除染ピットにおいて，転倒防止装置を取り付けることにより固縛する。
注記 ＊1：キャスク取扱い時は，インターロック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使用済燃料プールと隔離されることから，キャス
クがキャスクピット内に吊下ろされている状態で横行，走行方向に滑ったとしてもキ
ャスクとキャスクピット壁の隙間は最大でも約20 cmであり，使用済燃料プールライニ
ングを損傷させない。
＊2：鉛直方向ブレーキについて，制動力を上回る負荷トルクが発生した場合の滑り量は「補足340-2 耐震評価対象の網羅性，既工認との手法の相違点の整理について」にて説明する。

5-1

第5-1図 キャスク取扱い作業フロー（例）5-2

第5-2図 キャスクとキャスクピットゲートの位置関係（上から見た図）5-3

第5-3図 キャスクとキャスクピットゲートの位置関係（横から見た図）

5-4

6． 照射済燃料及び使用済燃料取扱い時の使用済燃料プールへの影響
照射済燃料及び使用済燃料は，直接には燃料取替機のみにて取り扱われ，ラックから燃料取替機によって移動し,使用済燃料プール内にて必要に応じて検査され，所定の場所（燃料装荷の場合
は原子炉，それ以外の場合は使用済燃料プール，キャスクなどを指す）へ移動される。
燃料体等の使用済燃料プール上での移動経路（例）を第6-1図に示す。
なお，使用済燃料プール底部の使用済燃料プールライニングの下に設置されている漏えい検知
溝については第6-1図に示す箇所にて，ラックに隠れていない箇所は存在するが，燃料取替機が原
子炉ウェルから使用済燃料プール内へ自動モードにて入ってくる場合，燃料取替機は最南端の使
用済燃料貯蔵ラックに燃料を貯蔵する場合であっても，ラック南端のほぼ真上を移動して各ラックへ向かうため，燃料が直接漏えい検知溝上へ落下することはない。また，自動モード範囲外で唯一漏えい検知溝上を通る可能性があるのは旧チャンネル着脱機にアクセスする場合だが，直下に漏えい検知溝がない東側チャンネル着脱機1基のみを使用可能とすることから，燃料体等は漏えい検知溝上を通らない。

第6-1図 燃料体等の使用済燃料プール上での移動経路（例）

6-1

7.

ワイヤロープ及び主要部材の強度に関する説明について
燃料取替機は，ワイヤロープを2本有しており，1本が「燃料集合体及びグラップル」を，もう1 本が「伸縮管」をそれぞれ吊る構造となっている（第7-1図参照）。
燃料取替機は，定格荷重を450 kgとしており，0.5 t未満のためクレーン構造規格適用除外揚重機となるが，ホイスト，走行レール，ガーダの設計については，クレーン構造規格を準用し，その他の部品は，JIS及びメーカ社内基準等に基づいた設計としており，各ワイヤロープは，当該規格要求を満足する安全率を有した設計としている。
万が一どちらかのワイヤロープが切断した場合でも，残り1本のワイヤロープで吊荷（燃料集合体 約kg），伸縮管（本体側に設置（固定）された第１段を除く第２段～６段の荷重：約kg）及びグラップル（約kg）を保持可能な設計としている。

ワイヤロープの破断荷重（
グラップル 約kN）に対し，使用上の最大荷重は12.5 kN（定格荷重 450 kg，kg，伸縮管（第２段～６段の荷重）約kg：合計約kg）で，安全率は約10であり，クレーン構造規格要求（安全率3.55）を満足した設計となっている。また，燃料吊り
荷重伝達ルートにおける，ワイヤロープ以外の主要強度部材（フック，グラップルシャフト，ワ
イヤロープ取付部等）においても，クレーン構造規格に定めるワイヤロープと同等以上の安全率を有する設計としている。

第7-1図 ワイヤロープ概要図
7-1

・片側ワイ ヤロープ が 切断した場 合の衝撃 荷 重について
先に示し たクレー ン 構造規格要 求の安全 率3.55は，静荷 重に対 して 定められた ものであるため，片 側ワイヤ ロ ープが切断 した場合 の 衝撃荷重が 加わって も ，残りの片 側ワイヤロープが保持 可能であ る ことについ て以下の と おり確認し た。

ワイヤロ ープの破 断 荷重が，衝 撃荷重と 負 担荷重の和 よりも大 き いことを確 認する。
ワイヤロープ2本の 内，伸縮管側の ワイヤロ ー プが切断し たと仮定 する。この場 合の衝撃
荷重Ｆは，Ｆで表される。ここで ，m：伸縮管荷 重（約kg），v：速 度である。 ワイヤロー プの固有周期をTと すれば ，F＝2πmV/Tとなる。ここで，π ： 円周率，V： 落下距 離到 達時の速度 である。
固有周期Tは ，以下 の式 で表せる。

T2π

ここで，kは ワイヤ ロー プのバネ定 数で，
k＝E・A/L（E：ワイヤロ ープの弾 性 係数 約
断面積

N/mm 2 ，A：ワイヤロ ープのmm 2 ，L： ワ イヤロープ の長さ（ 巻 出し長さ） 約m）

落下距離 は（伸縮 管 －グラップ ル間）と し て46 mmで あり，落 下距 離到達時の 速度Vは重力加速度を9.8 m/s 2 と すれば0.95 m/sと計 算 でき，衝撃 荷重F＝ 約
ワイヤロ ープの負 担 荷重は，定 格荷重kgとグラップ ル約Nとなる 。

kgの合計とし ，衝撃荷重

Fには余裕を みてF＝ 40000 Nとする と，ワイ ヤ ロープの破 断荷重：
破断 荷重/（ 衝撃 荷重＋負担 荷重）＝/（40000＋＝

N より ，

×9.8）＞ 2

上記結果により，片 側 ワイヤロー プ（伸縮 管 側）が切断 した場合 においても， 破断荷重
が衝撃荷重 と負担荷 重 の和を上回 っており ， もう片側の ワイヤロ ー プにて保持 可能な設計を有してい る。

なお，式 の出典は 機 械工学便覧 ，各パラ メ ータは以下 による。
E：ワイヤロ ープの メー カ値を採用 。ワイヤ ロ ープはプレ テンショ ン 加工 ＊ 1 を実 施しており，経 年後の固 く なった状態 を想定）
A：ワイヤロ ープは ， 約 10 倍の安 全率を有 し た設計であ り，2 定検 毎に交換を 行うことから，顕著な恒 久的 伸びは発生 しないた め ，断面積 の縮小は 考慮 せず，製 作時の
寸法を想定
7-2

L： グラ ッ プ ル を 最 上 限 位 置 ま で 巻 上 げ ， 伸 縮 管 第 ２ 段 ～ ６ 段 の荷 重 が 掛 か っ た 状 態を想定

注記＊1：製作完 了後 ，引張装置 を使用し ，所定の荷重（張力）を かけ，一定 時間保持した後，荷重 を元に戻 す ことを一定 回数繰り 返 すことで，使用初期 に 生じる初期
伸び及びロ ープ径の 細 りが少なく なる。な お，加工により弾性係数 が 約 1.3 倍
増加する。

7-3

8.
8.1

イコラ イザハン ガ の概要につ いて
ストッ パの機 構に ついて
イコライザ ハンガの ス トッパ機構 は，ワイ ヤ ロープ，ロ ープクリッ プ，イコラ イザ
シーブ及びストッパ で 構成されて いる。
ワイヤロー プが破断 し たとすると ，吊荷の 質 量によりイ コライザハ ンガからロ ープ
が 引 き 出さ れ る が ， 第 8 - 1図 の よ う に イ コ ラ イ ザ ハ ン ガ の ロ ー プ にロ ー プ ク リ ッ プ が取り付けられ，その 下 方にストッ パが備え ら れた構造で あり，ロ ープクリップ がイコ
ライザハンガに当た り 保持される ことで， 引 き出しが止 まるので 吊荷は落下し ない。

第8 - 1図8.2

イコライ ザハ ンガのスト ッパ概念 図

ワイヤ ロープ 破断 時の動作に ついて
ケース①： ワイヤロ ー プがイコラ イザハン ガ 外で破断し た場合（第8 - 2図）
吊荷の質量 により， イ コライザハ ンガから 破 断していな い方のワイ ヤロープが 引き出されるが ，ロープ ク リップがス トッパに 当 たり保持さ れることに より，引き 出しが止まり落 下しない 。
ケース②： ワイヤロ ー プがイコラ イザハン ガ 内で破断し た場合（第8 - 3図）
吊荷の質量 により， イ コライザハ ンガから 両 方のワイヤ ロープが引 き出される が，それぞれの ロープク リ ップがスト ッパに当 た り保持され ることによ り，引き出 しが止まり落下 しない。

第8 - 2図

ワイヤロ ープ がイコライ ザハンガ 外 で破断した 場合の概 要 図8-1

第8 - 3図8.3

ワイヤロ ープ がイコライ ザハンガ 内 で破断した 場合の概 要 図

ストッ パ機能 の実 証実験等の 有無につ い て
ロープクリ ップの把 握 力試験にて 確認して い る（限界値 約
あたり約

8.4

kNに 対しワイヤ １本

kNの荷 重 ）。

ロープ クリッ プの 点検につい て
施設定期検 査毎に外 観 点検，ボル トのハン マ リング及び マーキング を行い，ず れの有無を確認すること と している。

8-2

9.

使用済 燃料プー ル の機能に影 響を及ぼ す おそれのあ る重量物 の 抽出結果
使用済燃料プール周 辺 設備等の重 量物につ い て，使用済 燃料プー ルへの落下時 に使用済燃料プールの機能 に 影響を及ぼ すおそれ の ある重量物 について ，使用済燃料 プールとの位置関係，作業計 画 を踏まえて 抽出した 結 果の詳細を 第1表に 示す。気中落下 時の衝突
エネルギが落下試験 の 衝突エネル ギより大 き い設備等に ついて，十分な離隔距離 の確保，
固 縛 若 しく は 固 定 ， 又 は 基 準 地 震 動 Ｓ ｓ に よ る 地 震 荷 重 に 対 し 使 用 済 燃 料 プ ー ル へ 落 下しない設計を行うこ と により落下 防止対策 を 行っている 。なお， 使用済燃料プ ール周辺
で資機材等を設置す る 場合は，落 下時の衝 突 エネルギの 大小に関 わらず，社内 規程に基
づき荷重評価を行い ， 設置場所や 固定方法 に ついて検討 した上で 設置している 。
また，使用済燃料プ ー ルの機能に 影響を及 ぼ すおそれの ある重量 物のうち，使 用済燃料プールのフロアレ ベ ルに設置す るものの 一 覧（第2表），配 置図（第9 - 3図）及 び吊荷の落下防止対策（第 3表 ）を以下に 示す。

9-1

第1表

使用 済燃料 プー ルの機能に 影響を及 ぼ すおそれの ある重量 物の抽出結果 ＊ 1

番
号

抽出項目

1

原子炉建屋原子炉棟

2
3
4

燃料取替機
原子炉建屋クレーン
その他クレーン

屋根トラス，耐震壁等
天井照明
燃料取替機
原子炉建屋クレーン
使用済燃料プール用ジブクレーン

5

PCVヘ ッ ド（取扱具含む）

PCVヘ ッ ド 吊 具

67

RPVヘ ッ ド（取扱具含む）ドライヤ，セパレータ等（取扱具含む）詳細

作業計画を踏まえ抽出作業計画を踏まえ抽出作業計画を踏まえ抽出使用済燃料プールに対する位置関係，作業計画を踏まえた落下防止対策
基準地震動Ｓｓに対する落下防止対策同上
同上
撤去＊2

ウォークダウンにより抽出

離隔，固縛等による
落 下 防 止 対 策 ＊ 3,4

ウォークダウンにより抽出

同 上 ＊ 3,4

作業計画を踏まえ抽出（プール床置きだが作業時吊り上げる）

同上＊4

作業計画を踏まえ抽出（プール床置きだが作業時吊り上げる）

落下時に使用済燃料プールの機能に影響を及ぼさない

作業計画を踏まえ抽出（プール床置きだが作
業時吊り上げる）

離隔，固縛等による落下防止対策＊4

作業計画を踏まえ抽出（ウォークダウン時はなし。作業時原子炉建
屋に搬入）

同上＊4

ウォークダウンにより抽出

離隔，固縛等による落下防止対策＊3

ウォークダウンにより抽出

離隔，固縛等による落下防止対策＊3

ウォークダウンにより
抽出

同上＊3

抽出の考え方PCVヘ ッ ド

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
スタッドボルト着脱装置
ミラーインシュレーションベロー
ドライヤ
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 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
D/S水 中 移 動 装 置
制御棒貯蔵ハンガ及び貯蔵中制御棒

作業計画を踏まえ抽出＊5

制御棒
燃料集合体（ツインブレードガイド含む）

8

プール内設置物

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

収納缶類
LPRM等 使 用 済 炉 内 計 装 品
使用済チャンネル・ボックス
使用済カートリッジフィルタ
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
キャスク
キャスク吊具
ドライキャスク
ドライキャスク吊具
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
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
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
集塵装置（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

9-2

番
号

14

抽出項目

作業用機材類詳細
SFPゲ ー ト 用 架 台
工具類
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
局所排風機
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（引き出しタイプ）鋼製
ドロップライト収納箱
グラップル収納箱
水中カメラ支持ポール
チャンネル固縛仮置き架台
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抽出の考え方

使用済燃料プールに対する位置関係，作業計画を踏まえた落下防止対策

ウォークダウンにより抽出

落下時に使用済燃料プールの機能に影響を及ぼさない

ウォークダウンにより抽出

同上

ウォークダウンにより抽出

離隔，固縛等による落下防止対策＊3

ウォークダウンにより抽出

同 上 ＊ 3,4

足場収納箱

15

計器・カメラ・
通信機器類

差圧計
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
D/Sプ ー ル レ ベ ル ス イ ッ チ （ 保 管 箱 含 む ）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

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

19

注記

重大事故対処設備

SFPス ロ ッ ト プ ラ グ
SFPス ロ ッ ト プ ラ グ 吊 具
DSPス ロ ッ ト プ ラ グ
DSPス ロ ッ ト プ ラ グ 吊 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
空調機
FHM操 作 室 空 調 機
静的触媒式水素再結合器
常設スプレイヘッダ

ウォークダウンにより抽出作業計画を踏まえ抽出

落下時に使用済燃料プールの機能に影響を及ぼさない
基準地震動Ｓｓに対する落下防止対策＊ 1： な お， 重 量 物 の 抽 出 に あ た っ て は ， ニ ュ ー シ ア 情 報 を 確 認 し 重 量 物 の 固 縛 措 置 に関して，
東 海第 二 発 電 所 で 反 映 が 必 要 な 事 項 は な い こ と を 確 認 し て い る 。
＊ 2：ジ ブ ク レ ー ン は 基 準 地 震 動 Ｓ ｓ に よ る 使 用 済 燃 料 プ ー ル へ の 波 及 的 影 響 を 考 慮 し て 撤 去 す る（ 第 9-1図参 照） 。
＊ 3： 離隔 ， 固 縛 等 に よ る 落 下 防 止 対 策 の 詳 細 に つ い て 第 2表 に て 記 載 す る 。
＊ 4： 吊り 上 げ 時 の 落 下 防 止 対 策 の 詳 細 に つ い て 第 3表 に て 記 載 す る 。
＊ 5： 制御 棒 貯 蔵 ハ ン ガ は 3本 掛 け で あ る が ， そ の う ち 先 端 部 を 除 く 2箇 所 を 使 用 する （ 第 9-2図 参 照 ） 。

9-3

ジブクレー ン

ジブクレー ンは以下 の ものの吊上 げ，吊下 ろしに使用し てきた。
・チャンネ ル・ボッ ク ス
・水中 TV カ メラ
・酸化膜厚 測定用治 具・かき取り 装置・シッパー キャップ
当該作業は原子炉建屋クレーンでも可能なため，ジブクレー ン撤去 による当該 作業への 影 響はない。
第9 - 1図ジブクレ ーン の撤去

9-4

撤去

第9 - 2図

制御棒貯 蔵ハ ンガ
9-5

第2表

使用 済燃料 プー ルのフロア レベルに 設 置するものの一覧
離隔の考え方
（使用済燃料プールからの距離，設置高さ，重量，形状，床の段差）

番
号

抽出項目

No

5

PCVヘ ッ ド（取扱具含む）1

PCVヘ ッ ド

2

PCVヘ ッ ド 吊 具

36

RPVヘ ッ ド（取扱具含む）

4
5
6
7
8
9
10
11
12

11

電源盤類

13

12

フェンス・ラダー類

13

装置類

14
15
16
17
18
19
20
21
22
23
24
25
26
27
28

16

試験・検査用機材類

29
30
31
32
33
34

17

コンクリートプラグ・ハッチ類

35
36
37
38
39
40
41
42
43
44
45
46
47

詳細

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
スタッドボルト着脱装置
ミラーインシュレーションベロー
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
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
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
集塵装置（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
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

使用済燃料プールからの距離，重量，形状

使用済燃料プールからの距離，重量，形状

使用済燃料プールからの距離，形状，床の段差

使用済燃料プールからの距離，床の段差

使用済燃料プールからの距離，床の段差

使用済燃料プールからの距離，床の段差

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 具
DSPス ロ ッ ト プ ラ グ
DSPス ロ ッ ト プ ラ グ 吊 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

9-6

使用済燃料プールからの距離，重量，形状

第3表
番
号

5

抽出項目

PCVヘ ッ ド（取扱具含む）

吊荷 の落下 防止 対策使用するクレーン（主巻・補巻・モノレール
ホイスト）及び吊具（専用・汎用のワイ
ヤ・スリング・吊具）

適用法令・安全率の考え方

PCVヘ ッ ド

主巻・専用吊具

主 巻 は 工 認 -028 3.落 下 防 止 対 策 に よ る 。
吊具はメーカ社内基準に基づき，強度評価を実施。

PCVヘ ッ ド 吊 具

主巻

詳細

RPVヘ ッ ド（＋スタッドボルトテンショナ）
6

RPVヘ ッ ド（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
ミラーインシュレーションベロー
ドライヤ

シュラウドヘッドボルト

ドライヤ，セパレータ
等（取扱具含む）

D/S吊 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

910

補巻はクレーン構造規格による。
ワイヤロープはクレーン等安全規則により，安全率6 以上のものを使用。

主巻
補巻・汎用吊具（ワイヤロープ及びナ
イロンスリング）

マルチストロングバック

補巻・専用吊具

D/S水 中 移 動 装 置
燃料プールゲート（大）主巻

燃料プールゲート（小）補巻・汎用吊具（ワイヤロープ）

キャスクピットゲート

補巻・汎用のワイヤ

キャスク

主巻・専用吊具

プールゲート類

キャスク（取扱具含む）キャスク吊具主巻

ドライキャスク

主巻・専用吊具

ドライキャスク吊具

主巻

固体廃棄物移送容器

主巻・専用吊具

固体廃棄物移送容器用垂直吊具（ R/B用 ）水位調整装置リークテスト測定装置
可動ステージ17

補巻・汎用吊具（ワイヤロープ）

補巻・汎用吊具（ワイヤロープ）

シュラウドヘッドボルトレンチ

7

主巻・専用吊具

主巻・専用吊具

セパレータ

コンクリートプラグ・ハッチ類

主 巻 は 工 認 -028 3.落 下 防 止 対 策 に よ る 。
吊具はメーカ社内基準に基づき，強度評価を実施。（二重化）
補巻はクレーン構造規格による。
ワイヤロープはクレーン等安全規則により，安全率6 以上のものを使用。
主 巻 は 工 認 -028 3.落 下 防 止 対 策 に よ る 。
補巻はクレーン構造規格による。
ワイヤロープはクレーン等安全規則により，安全率6 以上のものを使用。
ナイロンスリングはメーカ値に対して，余裕をもった使用荷重としている。
補巻はクレーン構造規格による。
吊具はメーカ社内基準に基づき，強度評価を実施。
工 認 -028 3.落 下 防 止 対 策 に よ る 。
補巻はクレーン構造規格による。
ワイヤロープはクレーン等安全規則により，安全率6 以上のものを使用。
補巻はクレーン構造規格による。
汎用のワイヤロープについてはクレーン等安全規則により，安全率6 以上のものを使用。
主 巻 は 工 認 -028 3.落 下 防 止 対 策 に よ る 。
専用吊具は二重化している。
工 認 -028 3.落 下 防 止 対 策 に よ る 。
主 巻 は 工 認 -028 3.落 下 防 止 対 策 に よ る 。
専用吊具は二重化している。
工 認 -028 3.落 下 防 止 対 策 に よ る 。
主 巻 に つ い て は 工 認 -028 3. 落 下 防 止 対策による。汎用のワイヤロープについて
はクレーン等安全規則により，安全率6以上のものを使用。

主巻

工 認 -028 3.落 下 防 止 対 策 に よ る 。

－
－
－

－
－
－
工 認 -028 3.落 下 防 止 対 策 に よ る 。汎 用 のワイヤロープについてはクレーン等安全規 則 に よ り ，安 全 率 6 以 上 の も の を 使 用 。
補巻はクレーン構造規格による。
ワイヤロープはクレーン等安全規則により，安全率6 以上のものを使用。
主 巻 は 工 認 -028 3.落 下 防 止 対 策 に よ る 。
ナイロンスリングはメーカ値に対して，余裕をもった使用荷重としている。
補巻はクレーン構造規格による。
ワイヤロープはクレーン等安全規則により，安全率6 以上のものを使用。
補巻はクレーン構造規格による。
吊具はメーカ社内基準に基づき，強度評価を実施。

キャスク除染ピットカバー

主巻・汎用のワイヤ

DSプ ー ル カ バ ー

補巻・汎用吊具（ワイヤロープ）

原子炉ウェルシールドプラグ

主巻・汎用吊具（ナイロンスリング）

スキマサージタンク用コンクリートプラグ

補巻・汎用吊具（ワイヤロープ）

SFPス ロ ッ ト プ ラ グ

補巻・専用吊具

SFPス ロ ッ ト プ ラ グ 吊 具

補巻

9-7

工 認 -028 3.落 下 防 止 対 策 に よ る 。
主 巻 は 工 認 -028 3.落 下 防 止 対 策 に よ る 。
吊具はメーカ社内基準に基づき，強度評価を実施。

補巻はクレーン構造規格による。

番
号

抽出項目

詳細

使用するクレーン（主巻・補巻・モノレール
ホイスト）及び吊具（専用・汎用のワイ
ヤ・スリング・吊具）

DSPス ロ ッ ト プ ラ グ

主巻・専用吊具

DSPス ロ ッ ト プ ラ グ 吊 具

主巻

新燃料貯蔵庫コンクリートプラグ

補巻・汎用のワイヤ

FPC
CUW

F/Dコ ン ク リ ー ト プ ラ グ
F/Dコ ン ク リ ー ト プ ラ グ

モノレールホイスト

9-8

適用法令・安全率の考え方
主 巻 は 工 認 -028 3.落 下 防 止 対 策 に よ る 。
吊具はメーカ社内基準に基づき，強度評価を実施。
主 巻 は 工 認 -028 3.落 下 防 止 対 策 に よ る 。
補巻はクレーン構造規格による。汎用のワイヤロープについてはクレーン等安全規 則 に よ り ，安 全 率 6 以 上 の も の を 使 用 。
クレーン構造規格による。

第9 - 3図

使用済燃 料プ ールのフロ アレベル に 設置するものの一覧

9-9

別添1
重量物落下 時のチャ ン ネル・ボッ クスへの 荷 重についてチャンネル・ボック ス はチャンネ ル・ファ ス ナによって 上部タイ ・プレートに 結合されており，チ ャンネル ・ ファスナを 通じて上 部 タイ・プレ ートを支 え ている。そ の荷重は摩擦によって 7 つの スペ ーサ及び下 部タイ・ プ レートにか かってい る 。7 つのス ペーサ は 2
本のウォー タ・ロッ ド のうちの 1 本に結 合し ており，支 持されて い る。したが って，燃料棒でなくウ ォータ・ ロ ッドにチャ ンネル・ ボ ックスへの 重量物の 荷 重がかかる ことになる（第 1 図） 。
以上を考慮すると， チ ャンネル・ ボックス に よる支持を 無視し， 燃料棒のみで 落下物の荷重を受け 止める想 定 は保守的で あると考 え られる。

チャンネル・ファ スナ

第1図

チャ ンネル ・ボ ックスの受 ける荷重 に ついて

別 1-1

別添2
BWR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

１．確認方 法BWR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 の 確 認方 法 は ， 文 献 １ ＊ 1の落下試験に基づい て いる。
文献１ において は ，落下時に 使用済燃 料 プールライ ニングに 衝 突する下部 タイ・プレート部分を特に模擬 し た310 kgの 模擬燃料 集 合体を，気 中にて高 さ5.1 mから落 下させている。
使 用 済 燃料 プ ー ルラ イ ニ ン グ は 厚 さ 3.85 mmで あ り ， 模 擬 燃 料 集 合体 が 落 下 し て 衝 突したことにより，0.7 mm減肉したも のの， 割れ 等の有害な 欠陥は認め られず，健 全性が確認された。
このと きの落下 エ ネルギは，
310 kg× ｇ ×5.1 m ≒ 15.5 kJであるので，使 用済燃 料プールに おけるBWR燃 料集合体落 下を想定 する場合，下部タ イ・
プレートの形状は燃 料 集合体によ らずほぼ 同 等であるこ とから， この落下エネ ルギを超えないことの確認に よ り使用済燃 料プール ラ イニングの 健全性を 判断できる。
注記＊1：株式会 社日 立製作所「 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） ， 平成6年12月

２．落下試 験の保守 性
文献１ の燃料集 合 体落下試験 には，以 下 の保守性が ある。
（１）燃料 集合体重 量 （気中）東海第二発電所の 燃 料に対し， ８×８燃料 （kg）を除 き，全ての燃料よ りも重い310 kgの模擬燃料 集 合体を使用 している 。
（２）燃料 集合体重 量 （水中）
気中の落下試験で あ るため，水 中で落下 す る燃料集合 体の浮力 は無視してい る。
（３）水の 抵抗を無 視
気中の落下試験で あ るため，水 中で落下 す る燃料集合 体が受け る水の抵抗を 無視している。
（４）使用 済燃料プ ー ルライニン グ厚さ
東海第二発電所の 使 用済燃料プ ールライ ニ ング厚さは ，公称値6 mm，設計値

mmで，落下試験に使用した ラ イニング厚 さはそれ よ りも薄い3.85 mmであ り，また，落 下試験により0.7 mm減肉し た ものの，割 れ等の有 害 な欠陥は認 められず 健全であった 。

別 2-1

（５）落下 高さ
東海第二発電所の使用済燃料プール中で燃料取替機が通常の燃料移動の際の吊上げ高さmmに対 し， 落下試験時 は高さ5.1 mから落下さ せた。

３．東海第 二発電所 の 運用におけ る確認
使用済 燃料プー ル 水中におけ る燃料取 扱 いの運用に おいて， ２ ．の保守性 を超えて非保守的となる項目が あ る場合，そ の他の項 目 の保守性を 考慮した うえで，１． のとおり
落下エネルギによる 確 認が必要と なる。
（１）燃料 集合体重 量
８×８燃料の み，落 下試験に用 いた模擬 燃 料集合体を 上回る重 量（kg）であ る。

これに対しては，排 水 体積分の水 による浮 力 を考慮する ことによ り，落下エネ ルギを評価する（工認-028に て重量が310 kgを下 回 ることを評 価済）。
（２）落下 高さ
使 用済燃 料プ ール にお け る燃 料 取扱 いの 運用 に おい て ，吊 上げ高さ の 上限 は2種類あり，通常 時は上記 の 通りmmで落下試 験 の落下高さ5.1 mに包 絡 されるが，キャスク装荷時 は上限を 切 り替え，キ ャスクの 最 大寸法に応 じてmmとしており ，包絡されない。こ れに対 しては，排水体 積分の 水による浮 力を考慮す ることに加 え，落下中の水の 抵抗を考 慮 することに より，落 下 エネルギを 評価する（ ４．参照） 。
新燃料搬入 の場合，使 用済燃料プ ールへの 入 水時は，気中 吊上げ高 さを含める と最大mの 高さにな る 。これについて は，新 燃料搬入時，使 用済燃 料プールま での動線において は，チャン ネル着脱機 上で新燃 料 を入水させ るまで ，使 用済燃料プ ールラ
イニング上 を通らな い。新燃料の吊 具として 使 用するナイ ロンスリ ン グは気中作 業で確実な装着を 確認 し， 安全率 は，6以上を 確保 してお り，落 下させな い運用 として いる。チャンネル 着脱機 は，新燃料を所 定の場 所に確実に 入水させる よう，入水箇所 の周りを柵等 で囲む構 造 としている 。

４．水の抵 抗を考慮 し た落下エネ ルギ評価
（１）落下 エネルギ 評 価式
燃料集合体の変位（ 落下移動距 離）をx（m），時間をt（s）と し，以下に示す 運動
方 程 式 を用 い て ， 6 m落 下 後 の 使 用 済 燃 料 プー ル ラ イ ニ ン グ 衝 突 直前 の 速 度 及 び 落 下エネルギを評価する 。本評価では ，燃料 集合 体は垂直に 落下し ，落下中に水に よる浮力及び抵抗（抗力） を 受けること を想定す る 。

・ｇ
これを，速 度vの式 にす ると
別 2-2

・ｇ
ここで，

ｇ ：重力加 速度，9.80665 m/s 2
m 1 ：燃料 集合体の 重量 （気中），kg（東 海第二発電 所使用済 燃 料プール内 最大重量 燃料：８×８燃料 ）m 2 ：燃料 集合体の 重量 （水中），kg（ 浮 力考慮）（m 1 －ρ Ｖ）

）

Ｄ：抗力（

ρ：水の密 度，9.8045×10 2 kg/m 3 （ 大気圧・ 65 ℃）
C d ：抗力 係数，0.60（ 抗力係数測 定試験結 果 を反映した 設定の考 え 方を参考資 料に示す ）Ａ：流れに 垂直な面 の 投影面積， 正方形断 面 （0.13 m×0.13 m＝1.69×10 ‐ 2 m 2 ）を仮定
m 3 （メーカ 設計値 ）Ｖ：燃料集 合体体積 ，
上記微分方 程式より ，
ｇ

v

ｇ

tanh

ここで，

k

1
2

（２）落下 エネルギ 評 価結果
6 m 落下時 点の速度 v は×2

m/s と評価さ れ ，このとき の落下エネ ルギは，

／2 ≒ 14.9 kJ

であり ，15.5 kJ を下回るた め，使用 済 燃料プール ライニン グ の健全性を 確認した 。
なお，上記 に従った 燃 料集合体の 気中と水 中 の落下距離 と落下速度 の関係を示 した
グラフを第 1 図に示 す 。

第1図

燃 料集合体 の 落下距離と 落下速度 の 関係
別 2-3

参考資料

抗力係数 測 定試験の結 果を反映 し た設定の考 え方につ い て

以下のと おり，燃 料 集合体の抗 力係数測 定 試験を実施 し，燃料 集 合体の使用 済燃料プー
ルライニン グへの落 下 エネルギ評 価に用い る 抗力係数を ，測定値 の ばらつき等 を考慮して設定した。

１．燃料集 合体抗力 測 定試験（１）試験 条件（図 1）
試験体につい て は，実 機８×８ 形状の 模擬燃 料集合 体（燃 料 ペレッ トなし ，チャ ン
ネル・ボッ クス付） を 用いた。
計測速度に ついては ， 実機におけ る燃料集 合 体落下では約 10 m/s の速度が想 定されるが，試 験場の機 能 の上限であ る 6.0 m/s を最大値と して，2.8 m/s，4.0 m/s，5.0 m/s，6.0 m/s に て 計測した。
水温につい ては，実 機 では使用済 燃料プー ル 水温として 最大 65 ℃ まで想定さ れる
ところ，試 験場では 室 温と同等の 20 ℃程 度 となる。

図1

抗力 係数測定 試 験イメージ（２）評価 手順
①燃料集合 体を取り 付 けた状態で ，荷重計 に より計測速 度毎の抗力 D1 を測定。
②燃料集合 体を取外 し た状態で， 荷重計に よ り計測速度 毎の抗力 D2 を測定。
③D1－D2 の 差分から ， 燃料集合体 のみの抗 力 D を得る。
④抗力 D か ら抗力係 数 C d を求める 。
Cd ＝
こ こで，D：抗 力[N]，ρ： 水密度[kg/m 3 ]，A： 流れに垂 直な投影面積[m 2 ]，v：流速[m/s]
ま た，抗力 係 数のレイノ ルズ数依 存 性を確認。
別 2-4

⑤試験体系 での CFD 解 析（２．参 照）によ り ，試験状態 を評価し試 験結果と傾 向を比較，確認 。
⑥CFD 解析 により実 機 状態での抗 力係数を 計 算し，実機 の抗力係数 を推定。
⑦抗力係数 から落 下エ ネルギを評 価し， 既往 の燃料集合 体落下 試験 に包絡され ることを確認。

（３）試験 測定結果
①燃 料集合体 と 固定治具の 合計抗力 D1500

抗力 (N)

400
300
200
100
0
0

1

2

3

4

5
6
流速 (m/s)

7

8

9

10

2

3

4

5

7

8

9

10

7

8

9

10

②固定治具 のみの抗 力 D2
500

抗力(N)

400
300
200
100
0
0

1

6

流速 (m/s)③燃料集合 体のみの 抗 力 D
500

抗力(N)

400
300
200
100
0
0

1

2

3

4
5
6
流速 (m/s)

別 2-5

④燃料集合 体の抗力 係 数 C d
抗力係数（●：試験結果，▲：CFD解析）
1.0
0.9
0.8
0.7
0.6
0.5
1.0E+05

1.0E+06

1.0E+07

レイノルズ数

２．CFD 解 析
今回 の試験 に お いて ， 試験 体 の形 状 に つい て は実 機 と同 じ も のを使 用し た が， 速度及び水温の不足分を レ イノルズ数 で整理し て ，CFD 解析 により 抗力係数 C d を 求め補完した。

（１）解析 モデル
解析モデル の概念図 を 図 2 に示す 。燃料集 合 体外形の詳 細形状を模 擬（下部タ イ・
プレートの CAD を使 用 ）し，燃料集合体 内部 形状は多孔 質近似（実 際の集合体 内の流動抵抗係数 （燃料設 計 値）を設定 ）とした 。

（２）解析 手法
解析コード の概要を 表 1 に示す 。解析コ ード は，汎用 熱流体解 析コ ード（STAR-CCM＋）であ り，解 析手法 には定常単 相流解析 を ，乱流モ デルには チャ ンネル・ボックス
近傍をより 精緻に計 算 するモデル を採用し て チャンネル・ボックス 近 傍にメッシ ュを密に配置し ，流速分 布 を考慮する メッシュ 条 件とした。

（３）解析 条件
一様流の中 で燃料集 合 体にかかる 抗力を解 析 するものと し，以下の とおり試験 条件と実機条件 にて解析 し た。
＜試験解析＞流体： 水 （大気圧，20 ℃）， 流 速：1.3 m/s，2.8 m/s，6.0 m/s （レイノ
ルズ数 Re＝ 1.7×10 5 ～ 7.8×10 5 ）＜実機補完＞流体：水（ 大気圧 ，65 ℃），流 速： 10.5 m/s（レイ ノルズ 数 Re＝3.1×10 6 ）

別 2-6

（４）使用 コードの 適 用事例
使用 コードに は ，以下の適 用事例が あ る。
・円柱後流部の渦剥 離 構造におい て，レイ ノ ルズ数 Re

1×10 5 ，2×10 6 ，1×10 7 に対する抗力係数 C d に ついて 実験値及び 他コード と の比較によ り妥当性 確認がなされ ている（Ahmed Ibrahim, et al “CFD Simulation of Current Past Bluff Body at HighReynolds Number,” Offshore Technology Conference, OTC-26911ｆ MS, Huston,
Texas, USA, May 2016.）
・高レイノルズ数体 系 における複 雑形状に 対 する適用事 例多数（ 航空機，自動 車等）

チャンネル・
ボックス

（流路）

多孔質近似
(流動抵抗)

流れ

下部タイ・
プレート
燃料集合
体断面図
図2

（一様流速）
解析 モデルの 概 念図

別 2-7

表1
コード名
項目

解析 コードの 概 要

STAR-CCM＋

使用目的

3 次元流動 解析によ る 燃料集合体 の抗力評 価

開発機関

シーメンス 社

開発時期

2004 年使用したバージョン

13.02

計算機コードの概要

有限体積法 を用いた 汎 用流体解析 用計算機 プ ログラムで あり，数多くの研 究機関や 企 業において ，航空宇 宙 ，鉄道，自 動車，機械，原子力・火力・水 力・風力発 電などの 様 々な分野の 流体解析に広く利用 されてい る 。
【検証（Verification）】
・ 他コードによる計算結果と比較して検証が実施されていることを確認 した。

検証（Verification） 【妥当性確 認（Validation）】
及 び 妥 当 性 確 認（Validation）

・ 本解析コードは有限体積法を用いた汎用流体解析用計算機
プログラム であり ，数 多くの研究 機関や企業 において ，様々な分野の流体解析に広く利用されていることを確認している。
・ 本解析コー ドは，航 空 宇宙，鉄道 ，自動車， 機械，原子 力・火力・水力・風力発 電 などの様々 な分野にお ける使用実 績を有しており ，妥当性 は 十分に確認 されている 。

別 2-8

３．試験結 果の整理 及 び評価（１）統計 的整理
抗力 係数 C d の試 験結果を計 測車の速 度 毎（≒レ イノルズ 数（Re）毎）に統計的 に整理した結果は以下の と おりである 。
2.76 m/s（Re＝ 3.58×10 5 ）：データ 数 6，平均値 0.866，標 準 偏差 0.0429
3.95 m/s（Re＝ 5.11×10 5 ）：データ 数 2，平均値 0.857，標 準 偏差 0.0126
4.94 m/s（Re＝ 6.39×10 5 ）：デ ータ数 5，平 均値 0.856，標準偏差 0.0225
5.92 m/s（Re＝ 7.67×10 5 ）：データ 数 6，平均値 0.824，標 準 偏差 0.0346
上記 のうち最 も 大きい標準 偏差 0.0429 によって，±3σ=±0.129 にて 99.7 ％信頼区間をとり，試験結 果の 抗力係数か ら 0.129 を 差し引いて 落下エネ ルギ評価に用 いる。

（２）近似 曲線１．（ ３）④ の抗 力係数 C d のグラ フに近 似曲線を加 えたもの が 図 3 である。 流体力
学上の観点から，直 線 近似でなく 対数近似 し た曲線を示 した。対 数近似は双方 の傾向が同様になっており ，摩擦抵抗に レイノル ズ 数の－0.25 乗の項が 含まれるブラ ジウスの式の特徴の一端が 示 されている と考えら れ る。この場 合，試験 測定結果の外 挿（水温 65 ℃，落下速度 10.5 m/s）は 0.77 とな る 。

実機の燃料落下時の範囲

抗力係数（●：試験結果，▲：CFD解析）

1.0
0.9
y = -0.047ln(x) + 1.4636

0.8

●
0.77

0.7
0.6

y = -0.039ln(x) + 1.1949

0.5

1.0E+05

1.0E+06
レイノルズ 数図3

試験 結果の外 挿 の検討

別 2-9

1.0E+07

（３）中実 四角柱の 試 験
比較的高い レイノル ズ 数でのデー タを得る た め，中実の 四角柱（水 が柱体の中 を通過しない）が円管内 流 水によって 受ける抗 力 を測定する 試験も行 った（図 4）。 図 3にこの実験の結果を 加 えて，図 5 に示す。 こ の場合は内 部を水が 通り抜けるこ とはな
く，レイノルズ数が 高 くなっても 抗力係数 の 変化は小さ い。（２ ）と同様に表計 算ソ
フトの対数近似によ り 外挿によっ ても，変 化 が小さい傾 向を確認 した。

0.20 m
荷重計

中実四角柱
・上下部タイ・プレート に相当する部分を加工して簡単に模擬）・高い L/d を確保しつつ円管の影響を受けないよう断面を小さく 設計

2 m
比較的高いレイノルズ数を得るため水温を約
53 ℃～65 ℃とした

0.05 m円管
流水

図4

中実 四角柱の 実 験

抗力係数（●：試験結果，▲：CFD解析，○中実四角柱実験）

実機の燃料落下時
の範囲

1.2
1.1

y = -0.003ln(x) + 1.1634

1.0

y = -0.047ln(x) + 1.4636
0.9

3σ

0.8

0.77

3σ

0.7

0.64

y = -0.039ln(x) + 1.1949
0.6
0.5
1.0E+05

1.0E+06

レイノルズ 数
図5

抗力 係数の外 挿

別 2-101.0E+07

（４）CFD 解析結果 と 試験測定結 果への考 察
CFD 解析で は，燃料集 合 体の外面形 状と内部 流 動抵抗を精 密に模擬 す る一方，表面粗
さや燃料集合体内の 非 均質性を無 視して単 純 化（図 6）してい るため，抗力係数 解析値
は保 守 側の小 さい 値 と なる 。 解析 の 不確 か さ を考 慮 して も 保守 性 が大き く ，実 際 の燃料集合体の抗力係数 が 解析値を下 回ること は ない。詳細 は表 2 の とおり。

表2

CFD 解 析結果 に対 する感度評 価

項目

説明

抗力係数へ の感度

正多孔 質下端 部 に実 際

多孔質近似した燃料集合体内部の流動

約 6 ％増加のの空 隙率（ 流 路面 積

抵抗が変らないように配慮しながら，感割合）を与 える下部タイ・プレート部分に相当する多度

孔質下端部に実際の空隙率（流路面積割合）を与えた結果，燃料集合体内部を通る流量に変化はなかったものの，抗力係数は増加。これは，下部タイ・プレート部分の構造物としての充填率が増加したことにより，下部タイ・プ
レート部分（多孔質下端面）に衝突す
る水流の圧力を直接受ける割合が増加したためと 考えられ る 。
横流れ禁止

構造物がある場所には本来流れないた

約 5 ％増加

め，横流れを禁止する措置をとると抗力係数は増加。これは，横流れ禁止前には斜めに流入できた経路に流入できなくなり，流入できない流れによる圧力抗力が増 加したた め と考えられ る。
表面粗さ

表面粗さを 一律 20 μm（滑ら かとされ

約 1 ％増加る表面の 2 倍～数倍 ） とする
負多孔 質近似 に 用い た

圧損係数を 10 ％低 下 させる

約 1 ％低下の圧損係数の 誤差感

解析 が収束 に 至る ま

解析が収束に至るまでの抗力係数の振約 2 ％低下度での抗力係 数の振幅

幅は±2 ％程度 あるた め低い方を 考慮

解析手法の 誤差

円柱の文献 値と CFD 解 析の誤差を 差し
引く

別 2-11

約 1 ％低下大きな抵抗になる非均質 な構造

流れの方向

下部タイ・プレート

大きな抵抗にはなっていない均質な多孔質体で近似

図 6 CFD 解 析の保守 性

抗力係数の 試験測定 結 果は，当初 推定し た 0.80 を下回っ た。燃料集 合体は，外 観は
直方 体 に近い が， 内 部 を通 り 抜け る 水の 影 響 を無 視 でき ず ，内 部 を通り 抜 けた 後 の水流が 後 流の抗 力を 打 ち 消す 方 向に 作 用し た た め， 抗 力係 数 が低 く なった 可 能性 が 考えられる（図 7）。
チャンネル・
ボックス
流れの方向

流れの方向
円柱

内部通過し た流れに よ り
後流の渦は 見られな い
燃料集合体 抗力測定試験 の
解析結果

中実円柱
の解析例
図7

内部 通過流の 影 響（CFD 解 析結果の 比 較）（５）試験 結果
試験結果と して，落 下エ ネルギを評 価する。落下 エネルギ評 価に用い る 抗力係数は，（２）近似曲線にて 求 めた 0.77 か ら，（１ ） 統計的整理 により求 めた 3σ＝ 0.129 を差し引いて，0.64 に 余 裕をみた 0.60 とす る。
抗力係数 0.60 とす ると ，落下高さきの速度はm で 使用済燃料 プール床 面 に衝突するとm/s と なり，最も 重い８×８ 燃料の重量 を用いて 落下エネルギ を評価

すれば，14.9 kJ で あ り，の落下 試験結果 15.5 kJ より も低い結 果 となった。

別 2-12

なお，燃料 集合体の 落 下において ，落下開 始 から使用済 燃料プール ライニング への衝突まで抗力係数を 一 定とする本 手法にお い ては，速度 0 m/s 付近でレイノル ズ数が非常に小さい落下開 始 時には，抗 力係数は 一 般的に大き な値とな り，次第に低 下することを考慮していな い ため，手法 そのもの に も保守性が ある。
また，今回 の燃料集 合 体抗力係数 測定試験 に おいて，模 擬燃料集合 体を水中で 動かし始めてから測定速 度 に達するま での加速 領 域において ，測定区 間よりも大き な抗力を測定した。これよ り ，重力によ って加速 さ れながら静 水中を落 下していく燃 料集合体においても，同様 の 大きな抗力 が働くと 考 えられる。 この抗力 を考慮しなか った今
回の試験結果は，更 に 保守的であ る可能性 が ある。

別 2-13

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】

別紙（１）工認添付書類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】
別紙 工認添付書類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】
工認添付書類

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････････････････････････････ 2-1････････････････････････････････ 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

別添3
使用済燃料プールゲ ー トのスロッ シングに 対 する評価･･････････････････････ 別3-1

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，施設定期 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 5回の 全 燃 料 取 出 し を 行 っ た 施 設 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） 。
・使用済燃料プール 内 燃料の崩壊 熱は，全 燃 料取出し直 後が最大 となる。
解列9日
約 10.5 日
約3日
冷却，解放

約1日

約 6.5 日

ウェル水張
燃料取出し
第1-1図 施 設定期検 査 主要工程表

第1-1表 至 近5回の 全燃 料取出しを 行った施 設 定期検査実績
施設定期検 査回数

施設定期検 査実績

第18回定期 検査

約12日

第19回定期 検査

約6日

部分燃料取 出しのた め 除外

第20回定期 検査

約8.5日

部分燃料取 出しのた め 除外

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

備考

2.

蒸発量 の評価に 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10 kW程度 ＊1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。
注記＊1： 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 書 類 「 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 60 Co，58 Co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
to maintain or restore core cooling, containment, and spent fuel poolcooling capabilities under the circumstances associated with loss of large
areas of the plant due to explosions or fire, to include strategies in thefollowing 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 Submittal
Guideline； 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発量（約15.1 m3/h）及びNEIガイド要求（約45.4 m3/h）を上回るスプレイ量を確保している。
スプレイ試験に基づくスプレイ分布を別添1の第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別添1の第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）及びNEIガイド要求（約45.4 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発量（約15.1 m3/h）及びNEIガイド要求（約45.4 m3/h）を上回るスプレイ量を確保している。
スプレイ試験に基づくスプレイ分布を別添1の第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別添1の第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）及びNEIガイド要求（約45.4 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，施設定期検査中，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図及び第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，使用済燃料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＊1）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。
注記 ＊1：「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

０７
０６
０５
０４
０３
０２
０１
0

1

2

3

4

5

6

7

8

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）

3-3

9

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スプレイ試験条件項目

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貯蔵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図より赤範囲以降は全量使用済燃料プール内へスプレイされる。

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，使用済燃料貯蔵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120 m3/hとなり，使用済燃料プールの蒸発量約15.1 m3/h及びNEI
ガイド要求（約45.4 m3/h）を上回る。

ノズル使用本数

ノズル設置角度

スプレイ流量

プール内スプレイ流（1 本当たり）

量

スプレイノズル①
スプレイノズル②
スプレイノズル③

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スプレイ試験条件項目

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，使用済燃料貯蔵ラック全面を包含しており，使用済燃料プール内にスプレイされる合計量は約60 m3/hとなり，使用済燃料プールの蒸発量約15.1
m3/h及びNEIガイド要求（約45.4 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，使用済燃料貯蔵ラックのほぼ全面，使用済燃料プール内スプレイ流量についても，下表のとおり，約15.1 m3/hを上回っているが，使用済燃料貯蔵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による使用済燃料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使用済燃料プー
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，使用済燃料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使用済燃料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

スプレイ流量（1 本当たり）

全体スプレ
イ流量

プール内ス
プレイ流量

Ａ
Ｂ
Ｃ
注記 ＊1：プール外面積Ａ（m2），プール内面積Ｂ（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))＝×（)）＝6.73m /h
プール内流量：全体スプレイ流量－プール外流量＝

別 1-6

－6.7＝

m3/h

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 200 mm）

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）
添付書類「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） ＊ 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） ＊ 1

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

σ：Stefan-Boltzmann定数（5.67×10 -8 W/m 2 ・K 4 ） ＊ 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 ＊ 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 ＊ 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）。

注記

＊1： 伝熱工 学資 料

改訂第5版（日 本機 械学会＊2：NUREG/CR-0497

別 2-3

2009）

別添3
使用済燃料 プールゲ ー トのスロッ シングに 対 する評価

1.

概

要

設備評価用地震動に よ り発生する スロッシ ン グによる使 用済燃料 プールゲート の強度の評価について，以 下 に示す。

2.

評価対 象機器
使用済燃料プールゲ ー ト(大)

3.

評価方 法
使 用 済 燃料 プ ー ル ゲ ー ト の 強 度 評 価 に は ， 基 準 地 震 動 Ｓ ｓ 条 件 で の ス ロ ッ シ ン グ （ 液体揺動）評価用速度 応 答スペクト ルを用い て ，地震時の 各水深に よる全流体荷 重（全流
体荷重＝衝撃的荷重 ＋ 対流的荷重 ）をハウ ス ナー理論に より算出 し，プールゲ ートの部
材に発生する応力を 求 め評価を実 施した。
ここで，衝撃的荷重 とは 地震時流体 慣性力，対流 的荷重とは スロッシン グ時の流体 力，
静水圧荷重とは平常 時 の水圧を示 す。第3-1図 に，地震時 の使用済 燃料プール側 壁（プールゲート設置壁）の 圧 力分布形状 を示す。

第3-1図

地 震時の 使用 済燃料プー ル側壁の 圧 力分布形状

別 3-1

4.

部材の 許容応力
使用済燃料プールゲ ー トの部材に 発生する 応 力（曲げ，せん断）が表3-1に示す許 容応
力以下であることを 確 認する。な お，ゲー ト 許容応力は ，その他 の支持構造物 を準用して評価する。
表3-1

許容曲げ応 力ｆｂ

許容せん断 応力ｆｓ

部材 の許容 応力

F
・1.5
1.5

F
1.5・ 3

・1.5

供用状態Ｃ

： Ｆ ＝min（1.35Ｓ ｙ ，0.7Ｓ ｕ ， Ｓ ｙ （ＲＴ ））

部材材料

：

最高使用温度：℃（保守 的な評価 を行 うため鋼材 は環境条件 の最大値を 使用するが，荷重算出 時の 水の密度は20℃の値 を 使用する 。）

なお，Ｆ値は下記に 示 す（１）（ ２）（３ ） の最小値と なる。

最高使用温度におけ る 発電用原子 力設備規 格 （設計・建 設規格（ 2005年度（2007年度
補足版含む。））ＪＳ ＭＥ

Ｓ

ＮＣ１－ 2005/2007）付録材 料図表Part5

表8（設計 降伏点）及び表9（設 計引 張強さ）に 定める値 を 用いて求め る。

表3-1の式で 算出し た部 材の許容応 力値を表 3-2に示す。
表3-2

部材 の許容 応力 値

材料

許容応力（MPa）
曲げ

別 3-2

せん断

5.

強度評 価
使 用 済 燃 料 プ ー ル ゲ ー ト の 評 価 モ デ ル を 第 3-2図 に 示 す 。 フ レ ー ム は パ ッ キ ン を 抑 えるために厚さmm～

mmの板で 補強した 構造 であり他の 部材に比べ て剛性が高 いことから，評価はフレー ム 間に設置す るプレー ト 及びビーム について 行う。各ビー ムの評価
荷重は，対象ビーム の 中心レベル で全流体 荷 重を平均荷 重とし， 荷重範囲はビ ームを中心とした上下プレー ト 高さの半分 として強 度 評価を実施 する。
また，各プレートの 評 価荷重はビ ーム間の プ レート高さ の中央レ ベルでの全流 体荷重
を平均荷重とし，荷 重 範囲はビー ム間とし て 強度評価を 実施する 。

第3-2図

使 用済燃 料プ ールゲート の評価モ デ ル

別 3-3

（１）ビー ムの応力 計 算
ビームの応 力は，両 端 支持梁の等 分布荷重 の 計算式より 求める。第3-3図にビー ムの計算モデル図を示す 。

荷重

Ｗ＝ Ｐ・ａ曲げモーメ ント

Ｍ =

Ｗ・ｌ2
8

せん断力

Ｆ=

Ｗ・ｌ
2

曲げ応力

σ＝

Ｍ
Ｚ

せん断応力

τ＝

Ｆ
Ａ

ここで，
Ｐ：圧力
ａ：荷重範 囲ｌ：ビーム 長さ
Ｚ：断面係 数
Ａ：断面積

第3-3図

ビ ームの 計算 モデル図

別 3-4

（２）プレ ートの応 力 計算
プレートの 応力は， 4辺 固定平板の 等分布荷 重 の計算式よ り求める 。
第3-4図にプ レート の計 算モデル図 を示す。

最大曲げ応 力

σ＝β２

せん断応力

τ＝

Ｐ・ａ２
ｈ２

Ｐ・Ｓ
２・（ａ＋ｂ）・ｈ

ここで，
Ｐ：圧力
ｈ ：プレー ト厚さ
ａ ：プレー ト高さ
ｂ ：プレー ト幅
β ２ ： 第 3-4 図で求め た応力係数

第3-4図
注記

＊1： 機械工 学便 覧

A4編

プ レート の計 算モデル図 ＊ 1

材料力学

別 3-5

6.

評価結 果
使用済燃料プールゲ ー トの各ビー ム及びプ レ ートに発生 する最大 応力を表3-3に 示す。
表3-3の結果 に示す よう に，使用 済燃料プ ール ゲートに基 準地震動 Ｓ ｓ 波に 基づく スロ
ッシング荷重を考慮 し た強度評価 において ， 算出応力は 許容応力 以下となった 。

表3-3
評価対象

使用済燃料
プールゲー ト

各部 材の最 大応 力

評価部材

材料

応力

算出応力

許容応力

（MPa）

（MPa）

ビーム

プレート

な お ，パ ッ キ ン に つ い て は 第 3-5図 に 示 す よ う に 過 剰 に 潰 れ な い 構造 と し て い る こ とから，使用済 燃料プ ー ルゲートに スロッシ ン グ時のよう な大きな 荷 重がかかっ てもパッキンには直接作用し な い。
また ，パッキ ンは耐 熱性に優れ たシリコ ン ゴムを採用 しており ，使用済燃料 プールゲ
ートに水がある℃ 以下の状態 での物性 値 低下はほと んど無い 。

以上のことから使用済燃料プールゲートのスロッシングに対する評価として問題無いことを確認した。

第3-5図

パ ッキン 部詳 細図
別 3-6

補足-180-4【使用済燃料貯蔵槽の水深の遮蔽能力に関する説
明書に係る補足説明資料】

別紙（１）工認添付書類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】
別紙 工認添付書類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】
工認添付書類

使用済燃料貯蔵槽の水深の遮蔽能力に関する説明書

有効性評価

Ⅴ-1-3-5

設置許可まとめ資料
添付資料 1.5.9
添付資料 4.1.2
添付資料 4.2.2
DB

第 16 条

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

引用内容
遮蔽水位の評価を引用
SFP水位低下時間評価を引用

想定事故２においてサイフォン現象を想定している理由について

静的サイフォンブレーカの閉塞可能性等の説
明を引用

燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設

静的サイフォンブレーカの閉塞可能性等の説
明を引用

2

補足説明資 料目次頁
1.

使用済 燃料プー ル 静的サイフ ォンブレ ー カの設置状 況･･････････････････････ 1-1

2.

使用済 燃料プー ル 静的サイフ ォンブレ ー カへの重量 物落下評 価･･････････････ 2-1

3.

使用済 燃料プー ル 水位低下時 の線量率 と 水位の計算 結果につ い て････････････ 3-1

4.

使用済 燃料の線 源 強度の比較 について････････････････････････････････････ 4-1

1.

使用済 燃料プー ル 静的サイフ ォンブレ ー カの設置状 況使 用 済 燃 料 プ ー ル 水 戻 り 配 管 及 び 静 的 サ イ フ ォ ン ブ レ ー カ の 概 略 図 を 第 1-1図 及 び 第1-2図に示す 。また ，静 的サイフォ ンブレー カ の設置場所 を第1-3図に 示す。

第1-1図

使 用済燃 料プ ールに接続 されてい る 配管の概略図

第1 - 2図

静的サイ フォ ンブレーカ 設置概要 図1-1

第1-3図静 的サイ フォ ンブレーカ の設置場 所

静的サイフ ォンブレ ー カの仕様
配管材質：SUS304TP
サイズ ：

Ａ

耐震性につ いて第 1 - 2図 に示 す と お り ， 使 用 済 燃 料 プ ー ル 水 戻 り 配 管 及 び そ の 配 管 に接 続 さ れ て い る 真
空破壊弁を 設置した 配 管は耐震Ｓ クラスで 設 計されてお り，その 配 管に静的サ イフォンブ
レーカを接 続する設 計 とするため 耐震性に 問 題はない。

1-2

2.

使用済 燃料プー ル 静的サイフ ォンブレ ー カへの重量 物落下評 価
使用済燃料プール上 部 より落下等 により使 用 済燃料プー ル静的サ イフォンブレ ーカの健全性に影響に与え る 可能性のあ る設備と し て以下の設 備等があ るものの，使 用済燃料
プールへ落下するこ と はなく，静 的サイフ ォ ンブレーカ への影響 はないことを 確認している。
静的サイフォンブレ ー カへの落下 物干渉を 考 慮する必要 がある周 辺設備として ，原子
炉建屋原子炉棟鉄骨 梁 ，原子炉建 屋クレー ン ，燃料取替 機等の重 量物があるが ，これらは基準地震動Ｓ ｓ に対 する耐震評 価にて使 用 済燃料プー ル内に落 下しないこと を確認しているため，静的サ イ フォンブレ ーカの落 下 物干渉によ る変形は 考えられない 。
その他手摺等の軽量 物 については ，ボルト 固 定，固縛に よる運用 としている。
よ っ て ， 落 下 物 と し て 静 的 サ イ フ ォ ン ブ レ ー カ に 干 渉 す る と 考 え ら れ る 設 備 は 軽量物であり，仮に静的 サ イフォンブ レーカに 変 形が生じた としても ，本配管は剛 性の高いステンレス鋼であり ， 完全閉塞に 至る変形 は 考えにくい ことから ，サイフォン 効果の除去機能は確保される 。

2-1

3.

使用済 燃料プー ル 水位低下時 の線量率 と 水位の計算 結果につ い て（１）使用 済燃料プ ー ルの概略図 について
使用済燃料 プールの 概 略図を第3-1図に示 す。

第 3-1 図使用済燃 料 プール概略 図（２）評価 点の設定 に ついて
使用 済燃料プ ー ル水位が通 常水位付 近 の場合に支 配的な線 源 は制御棒貯 蔵上段ハンガである。事故時に 作 業する箇所 として， 制 御棒貯蔵上 段ハンガ 付近の原子炉 建屋原
子炉棟 6 階が考えら れ るため，線 量率評価 にお ける評価点 は，第 3-2 図 に示すとお り，
保守的に制御棒貯蔵 上 段ハンガの 真上の原 子 炉建屋原子 炉棟 6 階床面高さ（線 源との最短距離）としてい る 。
線量 率計算モ デ ルの評価点 は，第 3-3 図に示すと おり線源 と の最短距離 と等しい距
離で各線源の真上に 置 いている。 使用済燃 料 及び制御棒 貯蔵ラッ クを線源とし た場合の計算モデルは，線 源 の真上に評 価点を設 定 することで ，使用済 燃料プール水 により遮蔽される厚さが短 く なるため， 保守的な 評 価結果とな る。

3-1

第 3-2 図

第 3-3 図注記

各線源と 評 価点の平面 位置関係

線量率評 価 モデルの評 価点の立 面 概要図＊1： パラメ ータ Ｔは，線源 から使用 済 燃料プール 水により 遮蔽される長 さ(m)を示す。使用 済燃料を 例 とすると水 面から評 価 点までの距離は 9.9－ Ｔ m となり，水位 低下時の 線 量率は，パ ラメータ Ｔ を変数として評価す る 。

（３）使用 済燃料の 線 量率評価モ デルにお け る密度につ いて
使用済燃料 の線量率 評 価モデルは ，水平方 向 の長さは全 てのラック 長さ，高さ 方向の長さは使用済燃料 の 有効長とし ており， 使 用済燃料プ ール内の 使用済燃料貯 蔵ラックに使用済燃料が全 て 埋まってい る状態と し ている。使 用済燃料 の線量率評価 モデル
における密度は，使 用 済燃料及び 水の体積 比 から算出し ている。 ここで，使用 済燃料
3-2

以外の構造材は保守 的 に密度の小 さい水（ 構 造材に比べ て遮蔽効 果が小さい） を設定している。

（４）使用 済制御棒 の 線源強度評 価に用い る 放射化断面 積につい て
ORIGEN2 コードに 入 力する放射 化断面積 は ，STEPⅢ燃 料の最高 燃焼度及び炉 心平均
ボイド率を基に，JENDL-3.3 ベー ス BS340J33.LIB ＊ 2 を適用 する。
（BWR STEPⅢ ボイ ド 率 40 ％ UO2＜60 GWd／TIHM）
注記＊2： 片倉潤 一郎

他

JENDL-3.3 に 基 づく ORIGEN2 用断 面積 ライブラリ セッ

ト：ORLIBJ33，JAERI-Data/Code，2004-015（2004.11）（５）使用 済制御棒 の 冠水時及び 露出時の 線 量率計算モ デルにつ い て
使用済制御 棒は制御 棒 貯蔵ハンガ にハンド ル 部を通して 格納又は制 御棒貯蔵ラ ック
内へ格納されている 。 評価では， これらの 制 御棒貯蔵ハ ンガ及び 制御棒貯蔵ラ ックの構造材を含めた使用 済 制御棒格納 箇所を直 方 体の線源と してモデ ル化している （第34図）。
遮蔽計算を する際， 線 源材にも密 度を設定 す ることで自 己遮蔽等の 計算を行う 。本
評価では制御棒が① 冠 水時，②一 部露出時 ， ③露出時の いずれに おいても遮蔽 性能の低い水として計算し て いる。
こちらは③ 露出時に お いて，制御 棒間等は 気 中であるが ，制御棒は 水より密度 の大きいステンレスやＢ ４ Ｃ（又はＨ ｆ）等 で構成 されている こと，線 源以外にも制 御棒貯
蔵ハンガ，制御棒貯 蔵 ラックのよ うな構造 材 があること から十分 保守的なモデ ルとなっている。
①冠水時， ②一部露 出 時の状態に おいては 使 用済制御棒 等の遮蔽効 果に加えて ，制御棒間の隙間等，気 中 であった箇 所に水が 入 るため，遮 蔽効果は 更に高まるが ，評価においては③露出時 と 同様，水と 設定して 評 価をするこ とで更に 保守的なモデ ルとなっている。
評価結果に おいて， 水 位低下によ り使用済 制 御棒の露出 が開始した 際の現場の 線量率と，完全に露出し た 後の現場の 線量率に あ まり差異が ないこと は，評価で上 記に示すとおり①冠水時と ③ 露出時を等 しく，線 源 が水として 計算して いるためであ る（第3-5図）。また，第3-6図 に，使用済 燃料及び 使 用済制御棒 それぞれ の線量率と水 位の関
係を示す。

3-3

遮蔽の効果は水などの触媒の通①冠水時過距離等を，散乱線は触媒の材質
によるビルドアップ係数でその評価点影響を考慮する。

制御棒上部

・線源モデルの形状：
直方体
・自己遮蔽等の遮蔽計算に用いる密度：
水と同等（密度：0.958g/cm3)

・・・・・・
モデル化
制御棒中間部

制御棒下部

使用済制御棒の側面図

制御棒の線源モデル（冠水時）②一部露出時評価点
制御棒上部・・・・・・
モデル化

・線源モデルの形状：
直方体
・自己遮蔽等の遮蔽計算に用いる密度：
水と同等（密度：0.958g/cm3)

制御棒中間部

制御棒下部

使用済制御棒の側面図

制御棒の線源モデル（一部露出時）

③露出時
評価点
制御棒上部

・・・・・・
モデル化

・線源モデルの形状：
直方体
・自己遮蔽等の遮蔽計算に用いる密度：
水と同等（密度：0.958g/cm3)

制御棒中間部

制御棒下部

使用済制御棒の側面図

第 3-4 図制御棒の線源モデル（露出時）

冠水時及 び 露出時の線 量率計算 モ デル

3-4

約 6.4 m

第3 - 5図注記

使用済燃料プ ールの線量率と水位の関 係＊：線量率に寄与 する線源は，使用済燃料 上部の表面になり，水位 がある程度以上のときは評価点直下の使用済 燃料上部表面の中心部し か寄与しないが，水位が 低下してく る と 使 用 済 燃 料 上 部 表面 の 周 囲 も 寄 与 す る よ うに な る 。 水 位 が TAF付 近に 近 づ くと，使用済燃料の上部表 面の全面が線量率に寄与 し，それ以上水位が低下 しても寄与する使用済燃料上部表 面の面積は余り変わらな いため，線量率変化が緩 やかになる。

3-5

1.0E+07

燃料
制御棒貯蔵ラック
制御棒貯蔵上段ハンガ
制御棒貯蔵下段ハンガ
制御棒貯蔵ハンガ（合計）

1.0E+06

1.0E+05

1.0E+04

1.0E+03

1.0E+02

1.0E+01

1.0E+00

1.0E-01

1.0E-02

約 6.4 m
1.0E-03

約 0.86 m
EL.約 38.9 m

第 3-6 図燃料有効長 頂部から の 水位（m）

使用済燃料及 び使用済制御棒の線量率 と水位の関係

3-6

（６）使用 済燃料及 び 使用済制御 棒以外で 使 用済燃料プ ール内に 保 管されてい るものによる影響につ いて使用 済燃料プ ー ル内には， 線源とし て 選定した使 用済燃料 及 び使用済制 御棒の他にＬＰＲＭ等使用済炉 内 計装品，使 用済チャ ン ネル・ボッ クス，使 用済カートリ ッジフ
ィルタ等が保管され て いるが，い ずれも使 用 済燃料と比 較して表 面における線 量率は十分に低い。炉内計 装 品及び使用 済カート リ ッジフィル タ等はプ ール底部に保 管されており水による遮蔽 効 果も見込め ，使用済 チ ャンネル・ ボックス は，使用済燃 料貯蔵
ラックに保管されて い るが，プー ル水位低 下 による線量 率上昇の 評価上は，保 守的に使用済燃料が全ての 使 用済燃料貯 蔵ラック に 保管されて いると想 定しているこ とから，評価結果に影響を与 え ない。

3-7

4.

使用済 燃料の線 源 強度の比較 について使用済 燃料プー ル 水位低下時 の線量率 評 価に用いる 使用済燃 料 の線源強度 は，文献値＊1に基づき評価 してい るが，ORIGEN2 コード により使用 済燃料の 線源強度を計 算し，それに基づ き線 量率を 評 価した結 果と 比較し た 。ここで は， 使用済 燃料プール に使 用済燃料集合体が全量（2250 体）配置さ れている も のする。な お，使用 済燃料の線源 強度の比較に用い る線 量率評 価 は，使用 済燃 料の真 上 の燃料取 替機 運転床 を評価点と して いる。
線源強度計算条件及 び 線量率評価 結果の比 較 を以下に示 す。

（１）文献 値による 線 源強度に基 づく線量 率 評価
a. 線源強度 計算条 件
線源強度は 第4-1表に示す 文献値 ＊ 1 記載 のガンマ 線エネ ルギ4群の線源強 度（MeV/（W・s））を 使用する 。これを（ 3.1）式によ り 単位体積あ たりの線 源 強度（cm -3・s 1）に変換し，線 量率計 算用の入力 値とする 。
線源強度（cm -3 ・s -1 ） ＝文献記載 値（MeV/（W・s））
×燃料集合体あ たりの 熱出力（W/体）／［各群の エネル ギ（MeV）×燃料集合体体積（cm 3 /体）］
・・・・・・・・・・・
（3.1）
こ こで，
照射期 間

：10 6 時間 ＊ 2

冷却期 間：9 日 ＊ 3

燃料集 合 体 1 体あた りの熱出 力
燃料集 合体 体積

第4-1表
群：4.3 MW

：7.2×10 4 cm 3

文 献値に よる 使用済燃料 の線源強 度 計算結果

エネルギ

文献値

線源強度

（MeV）

（MeV/（W・ s））（cm -3 ・s -1 ）1

1.0

7.3×10 9

4.4×10 112

2.0

2.5×10 9

7.5×10 10

3

3.0

6.4×10 7

1.3×10 94

4.0

1.8×10 6

2.7×10 7

b. 線量評価 結果
文 献値によ る 線源強度計 算結果を 基 に，使用済 燃料プー ル の水位が通 常水位から1 m 低下し た際の線 量 率を評価し た結果は ， 約 9.4×10 -6 mSv/h とな る。

4-1

（２）ORIGEN2 コー ド による線源 強度に基 づ く線量率評 価
a. 線源強度 計算条 件
ORIGEN2 コ ー ドによる線 源強度計 算 条件は以下 のとおり で あり，計算 結果を第 42 表に示す 。
照 射期間：5.28×10 4 時間 （取替燃 料の最高燃 焼度 55GWd/t 相当）

冷 却期間：9 日＊3

燃 料仕様：STEPⅢ燃料

第 4-2 表ORIGEN2 コ ードによる 使用済燃 料 の線源強度 計算結果

ガンマ線エ ネルギ（ MeV）

線源強度（cm -3 ・s -1 ）0.01

3.7×10 11

0.025

8.0×10 10

0.03759.2×10 10

0.0575

6.0×10 10

0.085

7.5×10 10

0.125

1.4×10 11

0.225

8.4×10 10

0.375

6.1×10 10

0.575

2.3×10 11

0.85

2.4×10 11

1.25

2.2×10 10

1.75

6.5×10 10

2.25

4.7×10 9

2.75

2.4×10 9

3.5

2.1×10 7

5.0

2.4×10 2

7.0

2.8×10 1

9.5

3.2×10 0b. 線量評価 結果
ORIGEN2 コ ー ドによる線 源強度計 算 結果を基に ，使用済 燃 料プールの 水位が通常水位から 1 m 低下し た 際の線量率 を評価し た 結果は，約 4.2×10 -6 mSv/h となる 。

4-2

（３）線量 率評価結 果 の比較
線量 率評価結 果 の比較を第 4-3 表 に示 す。文献値 による線 量 率評価は， 使用済燃料の照射期間を，通常 運 転で想定さ れる照射 期 間を十分に 超える 10 6 時間（約 114 年）
としており，保守的 な 結果となる 。

第 4-3 表

線量率評 価 結果の比較

通常水位か らの低下水位（m）

線量率（mSv/h）
文献値によ る評価

ORIGEN2 コ ードによ る 評
価

1.0

注記

約 9.4×10 -6

約 4.2×10 -6＊1： Blizard E.P. and Abbott L.S.,ed.,“REACTOR HANDBOOK.2nd ed. Vol.ⅢPart
B,SHIELDING”, INTERSCIENCE PUBLISHERS,New York,London,1962”＊2：文献＊ 1 には ，照 射期間ごと 及び冷却 期 間ごとに 235 U 核 分裂生 成物の 1W あたりのガンマ 線エネル ギ（MeV/（W・s）が 記載さ れている。照 射期間は 10 3 時間，
10 6 時間か ら通常運 転で 想定される 照射期間 を 超える 10 6 時間を選択 した。
＊3：過去の 全燃料 取出 完了日の実 績に余裕 を みた日数を 設定した 。

4-3

補足-180-5【制御棒貯蔵ハンガの運用変更に伴うサイドバ
ンカプールでの廃棄物貯蔵に関する説明書】

補足説明資料目次

1.

概要

1

2.

基本方針

1

3.

技術基準第 40 条の適合性評価

1

3.1 サイトバンカプールの廃棄物貯蔵設計

1

3.2 通常運転時に発生する廃棄物の推定量の評価

1

3.3 技術基準第 40 条の適合性評価

34.

技術基準第 42 条の適合性評価

34.1 サイトバンカプールの遮蔽設計

34.2 サイトバンカプールの水遮蔽

44.3 通常運転時に発生する廃棄物の推定総放射能量の評価

4

4.4 技術基準第 42 条の適合性評価

5

別添 1 サイトバンカプールの概要図

別 1-1

別添 2 サイトバンカプール内廃棄物の貯蔵状況

別 2-1

別添 3 サイトバンカプールに貯蔵する主な廃棄物の概要

別 3-1

1. 概要本資料は，添付書類「Ⅴ-2-11-2-7 制御棒貯蔵ハンガの耐震性についての計算書」にて制御棒貯蔵ハンガ（以下「ハンガ」という。）が，設計用地震力に対して十分な構造強度を有し，Ｓクラス施設への波及的影響を及ぼさないことを評価したことに基づき，3 本貯蔵から 2本貯蔵とする運用変更が，使用済制御棒（以下「制御棒」という。
）等を貯蔵するサイトバン
カプールの技術基準第 40 条（廃棄物貯蔵設備等）第 1 項，及び第 42 条（生体遮蔽等）第 2
項第 1 号に影響しないことを説明するものである。
2. 基本方針
ハンガの 2 本貯蔵への運用変更に伴い貯蔵できなくなった制御棒は，専用の輸送キャスクを用いて使用済燃料プールからサイトバンカプールに移送を行う。また，使用済燃料プールに残るハンガ及び制御棒貯蔵ラックに貯蔵した制御棒と将来発生する制御棒は，計画的にサイトバ
ンカプールへ移送し貯蔵量を減少する運用とする。
3． 技術基準第 40 条の適合性評価
通常運転時に発生する制御棒等の廃棄物をサイトバンカプールに貯蔵した場合の技術基準
第 40 条（廃棄物貯蔵設備等）第 1 項 「通常運転時に発生する放射性廃棄物を貯蔵する容量があること。
」の適合性確認にあたり，以下の評価を行った。
本評価にあたり,現在の使用済燃料プールに貯蔵する制御棒（3 本貯蔵ハンガと制御棒ラック）と，将来発生する制御棒は全てサイトバンカプールで貯蔵することを想定した。
3.1 サイトバンカプールの廃棄物貯蔵設計
設置許可では，使用済制御棒，チャンネル・ボックス等の放射化された機器は，使用済燃料プールに貯蔵した後，サイトバンカプールに貯蔵保管し，その容量は約 1,900m3 とされている。
3.2 通常運転時に発生する廃棄物の推定量の評価（１） 現在の使用済燃料プールに貯蔵された制御棒の量
・174 本（ハンガ：150 本，制御棒ラック：24 本）［2018 年 7 月現在］
（２） 現在のサイトバンカプールに貯蔵されている廃棄物量
現在のサイトバンカプールに貯蔵する各廃棄物量を下表にまとめた。
［2018 年 7 月現在］
表-１ 現在のサイトバンカプールに貯蔵されている廃棄物量
廃棄物

貯蔵量

制御棒

132 本

チャンネル・ボックス

1,995 本中性子検出器（ＬＰＲＭ等）

284 本

その他

17 m3

1

（３） 将来発生するサイトバンカプールの推定廃棄物量① 評価方法・制御棒の推定廃棄物量は，定期検査毎に 13 本発生※1 し，12 サイクル運転すると想定した。（14 カ月運転＋100 日定検の繰り返し※1，最終サイクルは除外※2）・制御棒以外の推定廃棄物量は，サイトバンカプールに貯蔵している制御棒以外の廃棄物（チャンネル・ボックス，中性子検出器等）が，現在の貯蔵量の 1/2 発生すると想定した。
※1 添付書類「V-1-3-5 使用済燃料貯槽の水深の遮蔽能力に関する説明書」を参照。
※2 最終サイクルの制御棒は廃止措置で処理の検討を行うため考慮しない。
② 計算結果表-２ 将来発生するサイトバンカプールの推定廃棄物量
廃棄物

推定廃棄物量の計算

推定廃棄物量13 本／サイクル×12 サイクル156 本

チャンネル・ボックス

1,995 本×0.5

998 本

中性子検出器（ＬＰＲＭ等）

284 本×0.5

142 本

その他

17m3×0.5

9 m3

制御棒

（４） 通常運転時にサイトバンカプールに貯蔵する推定廃棄物量の合計
通常運転時にサイトバンカプールに貯蔵する推定廃棄物量の合計は，上記の現在の使用済燃料プールとサイトバンカの貯蔵量に将来発生するサイトバンカプールの推定廃棄物量の合計とした。
表-３ 通常運転時にサイトバンカプールに貯蔵する推定廃棄物量の合計
廃棄物
制御棒

現在の貯蔵量
使用済燃料 サイトバンカ
プール
プール

将来の推
定発生量

推定廃棄物
量の合計

174 本

132 本

156 本

462 本

1,263 本1,995 本998 本4,256 本中性子検出器（ＬＰＲＭ等）

79 本

284 本

142 本

505 本

その他

3 m3

17 m3

9 m3

29 m3

チャンネル・ボックス（５） 通常運転時にサイトバンカプールに貯蔵する推定廃棄物量の容積3.2（４）で計算した推定廃棄物量の合計のうち単位が本数の廃棄物を容積に換算するため，以下の計算式で廃棄物 1 本あたりの貯蔵容積を求めた。
廃棄物 1 本あたりの貯蔵容積（m3）＝各ラックの面積×ラック使用率×廃棄物高さ（4.5m）／現在のサイトバンカプールの貯蔵本数
この廃棄物 1 本あたりの貯蔵容積と推定廃棄物量の合計本数の積より推定廃棄物量の合計容積を算出した。
2

表-４ サイトバンカプールに貯蔵する廃棄物貯蔵ラックの使用率
廃棄物

貯蔵ラック面積（m2）

ラック使用率※3

6.47×5.02=32.48

132/304

1体

4.98×4.94=24.60

125/192

16 本

1.63×5.02=8.183

20/30

約7本

制御棒
チャンネル・ボックス
中性子検出器（ＬＰＲＭ等）

1 区画の貯蔵量（参考）※3 ラック使用率は，当該廃棄物ラックの使用区画数／ラックの総区画数とした。
表-５ 廃棄物 1 本あたりの貯蔵容積
ラック

現在の貯蔵量

廃棄物 1 本あたりの2

面積（m ）

使用率(本)

貯蔵容積（m3/本）※4

制御棒

32.48

132/304

132

0.481

チャンネル・ボックス

24.60

125/192

1,995

0.0361

中性子検出器（ＬＰＲＭ等）

8.183

20/30

284

0.0864

貯蔵ラック

貯蔵ラック

※4 廃棄物高さは，制御棒及びチャンネル・ボックスの高さ約 4.4m に若干の余裕を加え一律 4.5m として計算した。
表-６ 推定廃棄物量の合計（m3）
推定廃棄物量の合計

貯蔵容積（m /本）

推定廃棄物量の合計
（本）

制御棒

0.481

462

222

チャンネル・ボックス

0.03614,256

154

中性子検出器（ＬＰＲＭ等）

0.0864

505

44

―

―

29

貯蔵ラック

廃棄物 1 本あたりの
3

その他
合

計

（m3）

449

3.3 技術基準第 40 条の適合性評価
3.2（５）の計算結果より，通常運転時にサイトバンカプールに貯蔵する推定廃棄物量の合計値（449 m3）は，設置許可の貯蔵容量（約 1,900m3）より十分少ないことから，ハンガの 3 本貯蔵から 2 本貯蔵への運用変更は，通常運転時のサイトバンカプールの技術基準第40 条（廃棄物貯蔵設備等）第１項に影響しない。
4.

技術基準第 42 条の適合性評価
通常運転時に発生する制御棒等の廃棄物をサイトバンカプールに貯蔵した場合の技術基準
第 42 条（生体遮蔽等）第 2 項第 1 号「放射線障害を防止するために必要な遮蔽能力を有するものであること」の適合性確認にあたり，以下の評価を行った。

4.1 サイトバンカプールの遮蔽設計
サイトバンカプールの生体遮蔽は壁厚が 2.1m，床厚が 1.8m であり，廃棄物の貯蔵にあたり水面から廃棄物までの水遮蔽を 2.5m 以上確保することが要求されている。

3

4.2 サイトバンカプールの水遮蔽
サイトバンカプールの水深は約 7.5ｍであり，プール内に貯蔵する最も長い廃棄物は長さ約 4.4m の制御棒及びチャンネル・ボックスであることから， 2.5m 以上の水遮蔽が確保される。
4.3 通常運転時に発生する廃棄物の推定総放射能量の評価
工事計画※5 のサイトバンカプールの遮蔽評価では，貯蔵物として線源強度が大きく発生
量が多い制御棒を代表とし，その約 690 本分が廃棄物の総放射能量として遮蔽計算が行われていることから，通常運転時に発生する廃棄物の推定総放射能量が工事計画で用いた総放射能量を超えないことについて以下の評価を行った。
※5 工事計画認可申請書番号:57 資庁第 19601 号（昭和 58 年 2 月 4 日）
，V-4 生体しゃへい
装置の放射線のしゃへい及び熱除去についての計算書 2．補助しゃへい線源を参照。
（１）工事計画の遮蔽計算に用いられた総放射能量① 遮蔽計算に用いられた制御棒本数：690 本② 制御棒 1 本あたりの放射能量：4.1×104Ci（4.1×104Ci×3.7×1010 ＝ 1.5×1015Bq）③ 総放射能量：690 本×1.5×1015Bq/本 ＝ 1.0×1018Bq（２）現在の使用済燃料プールに貯蔵された制御棒の量
・174 本（ハンガ：150 本，制御棒ラック：24 本）［2018 年 7 月現在］
（３）現在の使用済燃料プールとサイトバンカプールに貯蔵されている廃棄物の放射能量
現在のサイトバンカプールに貯蔵されている廃棄物の放射能量は，サイトバンカプールに貯蔵前に計算された各廃棄物の放射能量※6 を集計した値とした。また，使用済燃料プールに貯蔵されている廃棄物の放射能量は，サイトバンカプール貯蔵前に実施する各廃棄物の放射能量計算が行われていないため以下の計算式で放射能量を求めた。
現在の使用済燃料プールに貯蔵されている廃棄物の放射能量（Bq）＝現在のサイトバンカプールに貯蔵されている廃棄物の放射能量／現在のサイトバンカ
プールの貯蔵量※7×現在の使用済燃料プールの貯蔵量※7
表-７

現在の使用済燃料プールとサイトバンカプールに貯蔵されている廃棄物の放射能量
使用済燃料プール

サイトバンカプール

放射能量合計の放射能量（Bq）の放射能量（Bq）※6

（Bq）

制御棒

3.2×1016

2.4×1016

5.6×1016

チャンネル・ボックス

5.8×1015

9.2×1015

1.5×1016

中性子検出器（ＬＰＲＭ等）

2.6×1016

9.2×1016

1.2×1017

その他

9.7×1014

5.5×1015

6.5×1015

廃棄物

2.0×1017

合 計（ａ）

4※6 各貯蔵物の放射能量は，炉内で放射化された制御棒等の放射化金属の放射能量（Bq）を求めるため，各廃棄物の代表的な照射パターンを放射能計算（ORIGEN）しておき，各廃棄物の照射期間と冷却日数を入力することにより，その結果を内外挿及び積算することにより計算した。
※7 表-３の現在の貯蔵量を参照。
（４）将来サイトバンカプールに貯蔵する廃棄物の推定放射能量① 評価方法・制御棒の推定放射能量は，3.2（３）①評価方法で計算した推定廃棄物量（156 本）と4.3（１）②の工事計画に用いた制御棒 1 本あたりの放射能量（1.5×1015Bq）の積とした。
・制御棒以外の推定放射能量は，表-７で計算した現在の使用済燃料プールとサイトバン
カプールに貯蔵されている廃棄物の放射能量の 1/2 になると想定した。
② 計算結果表-８ 将来サイトバンカプールに貯蔵する廃棄物の推定放射能量
廃棄物

推定放射能量の計算

推定放射能量（Bq）

15

2.3×1017

制御棒

156 本×1.5×10

チャンネル・ボックス

1.5×1016×0.5

7.5×1015

中性子検出器（ＬＰＲＭ等）

1.2×1017×0.5

6.0×1016

その他

6.5×1015×0.5

3.3×1015

合3.1×1017

計 (ｂ)（５）通常運転時にサイトバンカプールに貯蔵する廃棄物の推定総放射能量
通常運転時にサイトバンカプールに貯蔵する廃棄物の推定総放射能量は，現在の使用済
燃料プールとサイトバンカプールに貯蔵されている廃棄物の放射能量（ａ）と将来サイトバ
ンカプールに貯蔵する廃棄物の推定放射能量（ｂ）の和より求めた。
ａ ＋ ｂ ＝ 2.0×1017 ＋

3.1×1017 ＝ 5.1×1017Bq

4.4 技術基準第 42 条の適合性評価
4.3（５）の計算結果より，通常運転時にサイトバンカプールに貯蔵する廃棄物の推定総放射能量（5.1×1017Bq）は，工事計画に用いた総放射能量（1.0×1018Bq）より少ない。また，サイトバンカプール内に貯蔵する廃棄物の水遮蔽は 4.2 の評価より 2.5m 以上が確保されることから，ハンガの 3 本貯蔵から 2 本貯蔵への運用変更は，通常運転時のサイトバン
カプールの技術基準第 42 条（生体遮蔽等）第 2 項第 1 号に影響しない。

5

別添 1

サイトバンカプールの概要図
切断チャンネルラック
切断チャンネルラック（増設用）
汎用ラック（増設用）
汎用ラック
コンテナラック

制御棒ラック（増設用）
制御棒ラック
プール水浄化系フィルタラック

図 1-1 サイトバンカプールの平面図

水深約 7.5m
廃棄物高さ 4.5m(最大)サイトバンカプール

図 1-2 サイトバンカプールの立面図
別 61-1

未切断チャンネルラック
ＬＰＲＭラック別添 2

サイトバンカプール内廃棄物の貯蔵状況（2018 年 7 月現在）

図 1-3 サイトバンカプール内の廃棄物配置と現在の貯蔵率

7
別 2-1

別添 3

サイトバンカプールに貯蔵する主な廃棄物の概要

約 0.14m

約 0.25m

チャンネル・ボックス
約 4.3m

約 4.4m

燃料集合体を装荷したチャンネル・ボックス（例）

制御棒（例）

図 1-4 サイトバンカプールに貯蔵する主な廃棄物の概要図8
別 3-1