本資料のうち，枠囲みの内容

東海第二発 電所

は，商業機密あるいは防護上

資 料 番 号の観点から公開でき ま せん。

提出年月日

工事 計画審査資 料
補足-180改6

平成 30 年 2 月 19 日

東海第二発電所
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２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

Ｖ-1-3-3

1.使用済燃料プール周りの重量物の配置

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

Ｖ-1-3-5

1.使用済燃料プールサイフォンブレーカ

使用済燃料貯蔵槽の水深の遮蔽能力に関

の設置状況

する説明書

2.使用済燃料プールサイフォンブレーカ
への重量物落下評価

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

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

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

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

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。

DB

有効性評価
使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する
Ｖ-1-3-4
説明書

有効性評価

使用済燃料貯蔵槽の水深の遮蔽能力に関する説明書第 16 条

4.1
4.2
添付資料 1.5.9
添付資料 4.1.2

技術的能力

Ｖ-1-3-5

引用内容

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

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添付資料 1.5.9
添付資料 4.1.2
添付資料 4.2.2

DB

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

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

サイフォンブレーカの閉塞可能性等の説明を引用

2

Ｖ-1-3-2に係る補足説明資料【説明する 添付資料 】
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 質が臨界に達しな いことに 関 する説明書

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1.0～ 0.0 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
冷温時炉心 装荷状態 （20℃）での無 限増倍 率（ k∞）は，い かなる燃 焼 度の燃料の無限増倍率も 十分安 全 側に包 絡する ように ，1.30を仮 定する 。９×９ 燃料（ Ａ型），
９×９燃料（ Ｂ型），高燃焼度８×８ 燃料等 について，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 無 限 増 倍 率 1.3を 超 え る こ と は な い （ 第 5-1～ 5図 参 照 ） 。
ま た ，い ず れ の 燃 料 に お い て も 使 用 済 燃 料 に な る 程 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，代 表的 に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 絡されると 考えられる 。

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 。
ラックの製 作公差は 以 下のとおり（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，それぞ れ上述の 選 択によって 最大になる ことを確認 した。
ラック 板厚：mm±mm

ラック ピッチ：mm±mm

ラック 内のり：mm±mm

ボロン濃度は製造範囲（wt%） の 下 限 値 を 使 用 し た 。 ラ ッ ク 配 列 に つ

い て は ， 水 平 方 向 は 保 守 的 に 無 限 配 列 と し ， 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 。

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 ては密度が 大きく評価 結果が最も 厳し

い 4 ℃ を用 い た 。 水 密 度 に つ い て は ， 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10点評 価している 。

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。これは，チャ ンネルボ ッ クスがなく 水が存在 す る場合に， 解析結果に 対して水の 中性
子吸収材と しての影 響 と減速材と しての影 響 があり，こ の体系にお いてはチャ ンネ
4-1

ルボックス がある場 合 のほうが実 効増倍率 が 高くなるた めである。

（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 ためと考えら
れる。

4-2

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 未 臨 界 度 が 厳 し く な る 偏 心 配 置 ） ， 統 計 誤 差 か ら なる 。 計 算 コ ー ド の 不確定性は， 平均誤差 （ 実績値と解 析値の差 ） が確率）が， 不確定性（95 %信頼度×95 %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 の

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 。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。

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 ＊ が あ り ， そ れ に よ る と ， Ⅴ 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 差約0.5 %Δ kと比較して有 意でない 。
＊

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

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 で評 価している が，BWRではコードの不確 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 いない代わ りに
0.95以下で 評価して い る。

5-1

第5-1図９×９燃料（ Ａ型）の冷 温時無限 増 倍率

第5-2図

９×９燃料（ Ｂ型）の冷 温時無限 増 倍率

5-2

第5-3図第5-4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5-3

第5-5図新 型８×８燃 料の冷温時 無限増倍 率

5-4

別添1
使用済燃料 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 低下は無視できるほど小さ い と考えられ る。
別 1-1

（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

Ｖ-1-3-3に係る補足説明資料【説明する 添付資料 】
Ｖ-1-3-3

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

補足説明資料目次頁
1.

使用済燃料プール周りの重量物の配置 ･････････････････････････････････････････････ 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作業時における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

1.

使用済燃料プール周りの重量物の配置
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重量物の配置を第1図に示す。

第 1-1 図 使用済燃料プール周りの重量物の配置

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，通常時，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。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通常時待機範囲を示す。

第2-1図 燃料取替機待機範囲

2-1

第2-2図 原子炉建屋クレーン待機範囲

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第3-1～2図に示す。

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，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動される。
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。

第4-1図 新燃料の取扱いに係る経路（例）
第4-1図に示すとおり，新燃料の取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。

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
キャスクの取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階床面へ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。
使用済燃料を燃料取替機にてキャスクに装荷する際は，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。これによって，通常燃料をか吊り上げられないインターロックとなっているところを，最大しまで吊り上げられるようになるが，当該モード切替は通常モードで運転が不可能となるキャスクピットゲート手前で行うこととし，可能な限り使用済燃料プール上で燃料を高く吊り上げない運用とする。また，ライナ
下部には複数のリーク検知溝が走っているが，ほとんどがラックの下部である。ラック下部以外のリーク検知溝上は，燃料取替機の通常のモードであってもインターロック上アクセスは可能であるが，燃料がその上部を通過することはないことから，リーク検知溝上に燃料が落下することはないものと考える。
※1 キャスク取扱い時は，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。

5-1

第5-1図 キャスク取扱い作業フロー

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

5-3

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
は炉心，それ以外の場合は使用済燃料プール，使用済燃料乾式貯蔵キャスク，輸送キャスク，などを指す）へ移動される。
照射済燃料及び使用前検査の燃料の取扱いに係る移動フロー及び経路（例）を第6-1図に示す。
なお，使用済燃料プール底部のライナ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，直接重量物が落下して衝突する可能性があるが，落下が想定される燃料は，燃料装荷時に炉心に移動する場合も，その他のラックやキャスクに移動する場合も，通常は当該箇所の上は通過しない。

第6-1図 使用済燃料の使用済燃料プール上での移動経路

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
燃料取替機の二重ワイヤロープは，一本が「グラップル」を，もう一本を「伸縮管」をそれぞれ吊る構造となっている（第7-1図参照）。
燃料取替機は吊荷重が「0.5 t未満」（燃料質量：約300 Kg）であり，クレーン構造規格適用除外揚重機となるが，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。
その上で，燃料は一本のワイヤロープで吊る設計としており，万が一どちらかのワイヤロープが切断した際のバックアップとして，残りの一本のワイヤロープを備えている。
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，ワイヤ取付部等）においても，ワイヤと同等以上の安全率を有する設計としている。

燃料取替機概略図：グラップル部（概略）

第7-1図 ワイヤーロープ概要図

7-1

8.

イコライザハンガの概要について

8.1 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 イコライザハンガのストッパ概念図
8.2 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
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
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 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

8.3 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550 kNに対しワイヤ１本あたり約220 kNの荷重）

8-2

Ｖ-1-3-4 に係る補足説明資料【説明する 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

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

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 必要スプレ イ量及び 放 水範囲････････････････････････ 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 績から前後 の端数約 2日 分を引いた 日数（9～11日）と比較 しても最短日数 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 検査実績か ら前後の 端 数約2日分を 引いた 日数
定検回数

定期検査実 績から前 後 の端数約2日 分を引いた日 数第21回定検9日

第22回定検10日

第23回定検10日

第24回定検

11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 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し，燃料ラックへは，約60 m3/hの流量でスプレイできる設計とすることから，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。
このスプレイ量全体のうち，使用済燃料プール内に入るスプレイ量について，スプレイ設計
仕様に基づく推定を行い，評価を実施する。
スプレイ設計仕様に基づくスプレイ分布を第2-1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2-2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2-3図に示す。分散配置は手順に定め，燃料取出しまでに可能な対応を実施する。
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2-3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2-4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推定
東海第二発電所で採用する可搬型スプレイノズルに関して，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推定について，以下に示す。
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
使用機材：ブリッツファイヤー
放射量：42 m3/h
ノズル角度：30 °
本体角度：0 °（水平）（２）試験方法
下図計測位置に直径約φ30 mmの容器を並べ，1分間放射した際の水量（cc）を計測する。
（３）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。

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（ノズル角度10°，本体角度－10 °）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 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推定
各可搬型スプレイノズルの放水全体面積と燃料ラックへの放水面積の比率から燃料ラック
へのスプレイ量を推定した結果は，以下のとおり。燃料ラックへの合計スプレイ量は，NEIガ
イド要求（約45.4 m3/h）を上回る。
燃料ラックへの放水全体面積との面

各スプレイノズ

燃料ラックへの放水面積（m2）

積比率（%）

ルのスプレイ量ス プ レ イ 量3（m /h）(a)(a)/77.6×100=(b)(c)

スプレイノズル①
スプレイノズル②
スプレイノズル③
合計スプレイ量第 1－3 図 可搬型スプレイノズルの放水範囲（組合せ）

別 1-3（m3/h）(b)/100×(c)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 る使 用 済 燃 料 ラッ ク
（キャン型）

燃料集合体間に生じる差圧を均等化する蒸気流

飽 和 蒸 気 に よる 対 流（ 燃 料 ラ ッ ク底 部 を 経由 する ）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

Ｖ-1-3-5に係る補足説明資料【説明する 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

補足説明資 料目次頁
1.

使用済 燃料プー ル 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 サイフォン ブレーカ へ の重量物落 下評価

3.

使用済 燃料プー ル の線量率と 水位の計 算 結果につい て･･････････････････ 2-1･･････････････････････ 3-1

1.

使用済 燃料プー ル サイフォン ブレーカ の 設置状況
使用済燃料プール出 入 口配管及び 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，サイ フ ォンブレー カの設置 場 所を第1-3図 に示す 。

通常水位
約 0.23 m

約 0.86 m

放射線の遮蔽が維持される最低水位（ 10 mSv／ h の 場 合 ）サ イ フ ォ ン ブレ ー カ
約 10.50 m

約 6.40 m

約 7.26 m

燃 料 有 効 長 頂部
燃料集合体

第1-1図

約 4.25 m

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

サイフォンブレーカ設置概要図

1-1

使用済燃料 プール

サイフォン ブレーカ 設 置場所

第1-3図

サ イフォ ンブ レーカの設 置場所

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，ディフュー ザ配管及 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 にサイフ ォ ンブレーク 用配管を接続する設計 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 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，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。
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，サイフォン ブ レーク用配 管の落下 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 サイフォン ブレーク 用 配管に干渉 すると考 えられる設備 は軽量物であり，仮にサイ フ ォンブレー ク用配管 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 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。
使用済燃料プール
使用済燃料貯蔵ラック

制御棒貯蔵ラック
キャスクピット

制御棒貯蔵ハンガ

通常水位
約 0.86m
放射線の遮蔽が維持さ
れ る最 低 水 位（ 10mSv/h の 場 合 ）約 2.0 m

約 7.26 m

約 6.40m
約 4.4 m

燃 料有 効 長 頂 部
約 4.4 m

燃料集合体

約 4.25 m

制 御棒 貯 蔵 ハ ン ガ
制 御 棒 貯蔵 ラ ッ ク

第 3-1 図使用済燃 料 プール概要 図（２）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 制御棒設置 個所を直 方 体の線源と してモデ ル化している（第3-2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
3-1

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3-3
図）。

＜参考＞
一例として Co-60 を 線 源としたと きの 1/10 価 層は水であ ると約 70 cm であるの に対して，鉄（密度：7.87 g/cm 3 ）で あると約 7.4 cm となり， これらの 遮 蔽性能が水 と比べて大きいことが分かる 。

3-2

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 3-2 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

3-3

第3-3図使 用済燃 料プ ールの線量 率と水位 の 関係

3-4