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2

平成 30 年 1 月 31 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１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.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

SA54-13

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 4.2.2DB

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

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 る。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 有効長上下 部付近は 低 水密度状態 となって いることが推 測されるが，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

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

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 図 使用済燃料プール周りの重量物の配置1-1

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

2.

可搬型 スプレイ 設 備に係る安 全性向上 対 応････････････････････････････････ 2-1

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

約 6.5 日

冷却，解放

ウェル水張

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.

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 followingareas;(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。

2-1

（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50 m 3 /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 ，NEIガイド要求（約45.4 m 3 /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 。
スプレイ設 計仕様に 基 づくと，蒸発量（約15.1 m 3 /h）を上回る スプレイ 量（約50 m 3 /h）が確保できると推定 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 ル内で分散した配置で貯蔵 す ることも可 能である 。
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。
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
水位が使用済燃料プ ー ル出口配管 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）

2-2

第 2-1 図 設計使用に基づくスプレイ分布

第2-2図 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

2-3

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

０７０６０５０４０３０２０１012345678

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）2-49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

使用済燃料プールへ の 必要スプレ イ量及び 放 水範囲につ いて，以 下に示す。

1.

必要ス プレイ量
使用済燃料プール内 に ある照射済 燃料の冷 却 に必要なス プレイ流 量を評価した 。この
結果，使用済燃料プ ー ルの熱負荷 が最大と な るような組 合せで照 射済燃料を貯 蔵した場
合，崩壊熱除去に必 要 なスプレイ 流量は約 15.1 m 3 /hと なった。
可搬型スプレイ設備 （ 可搬型スプ レイノズ ル （3 個）， 可搬型代 替注水大型ポ ンプ）の流量は約50 m 3 /h（1 個当たり）であ り，使 用済燃料プ ール内に あ る照射済燃 料はスプレイにより冷却可能 で ある。また ，NEI06－12の使用済燃 料プール スプレイ要求 において示されている必要流 量200 gpm（約45.4 m 3 /h） を上回る流 量になっ て いる。

2.

放水範 囲
以下条 件により 、 第1-1図及び 第1-2図 に 示すスプレ イ分布を 満 足している ことを確認している。
項目条件

ノズル角度＋10 °本体角度-10 °

旋回角度±40 °42 m 3 /h（1 個当 たり）

スプレイ流量第 1－1 図可搬型 スプ レイノズル の放水範 囲 （単体）
別 1-1

第 1－2 図 可搬型スプレイノズルの放水範囲（組合せ）

別 1-2

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）「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。
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･･････････････････ 2-1

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

サ イ フ ォ ン ブレ ー カ
約 10.50 m

約 6.40 m

放射線の遮蔽が維持される最低水位（ 10 mSv／ h の 場 合 ）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