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東海第二発電所

工事計画審査資料

資料番号

補足-180-1 改 4

提出年月日

平成 30 年 5 月 8 日

工事計画に係る補足説明資料
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】

平成 30 年 5 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-1-3-2

1.小規模漏えい時の沸騰状態における実燃料取扱設備，新燃料貯蔵設備及び使用効増倍率について済燃料貯蔵設備の核燃料物質が臨界に達

2.未臨界性評価における燃料体等上下部しないことに関する説明書の計算体系設定の考え方
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
4.未臨界性評価の条件
5.未臨界性評価における不確定性
別添1

ラックセル中のボロンの減損割合の評価

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

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

2

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（JAERI-1340 日本原 子力研究所 1999.3）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。

※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．未臨界性評価の条件
4.1

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～ 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。
※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%）の下限 値を使用し た。ラック配列については，垂直 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 ℃ か ら 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 3g/cm 3 ，4.4g/cm 3 ，g/cm 3 ，g/cm 3g/cm 3g/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． 未臨界 性評価に お ける不確定 性
5.1

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 注 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～ 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 注 2 。また ，「臨界 安全ハンド ブック」 注 3 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三倍の値 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1

Validation and Comparison of KENO Ⅴ.a and KENO-Ⅵ

注2

ANSI/ANS-57.2-1983 Design Requirements for LWR SF Storage Facilities atNuclear Power Plants

注3「臨界安 全 ハンドブッ ク第二版 」 日本原子力 研究所,1999年

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
実効増倍率は3σk eff +ε ＝k eff +Δk+√((ε c ) 2 +(ε f ) 2 +(ε r ) 2 +(3σ) 2 )と計算できる ※ 3 が，Δk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。
※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, andtransportation 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 ～10 16 n/cm 2 と評価されている 注 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 注 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 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 低下は別 1-1

無視できるほど小さ い と考えられ る。
注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
注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