本資料のうち，枠囲みの内容

東海第二発電所 工事計画審査資料

は営業秘密又は防護上の観点

資料番号

工認-028 改 7から公開できません 。

提出年月日

平成 30 年 5 月 14 日

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NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R0

防止に関する説明書

目

1.

概

要

1

2.

基本方 針

1

3.

燃料取 扱設備に お ける燃料集 合体の落 下 防止対策

1

4.

NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R1

次

5.

3.1

燃料取 替機2

3.2

原子炉 建屋ク レー ン

23.3

使用済 燃料乾 式貯 蔵建屋天井 クレーン2

3.4

チャン ネル着 脱機

3

3.5

まとめ

3

使用済 燃料プー ル 周辺設備等 の重量物 （ 燃料集合体 以外）の 落 下防止対策

44.1

落下防 止対策 の基 本的な考え 方

44.2

落下防 止対策 の検 討

44.3

落下防 止対策 の設 計

8a.離隔，固縛等によ る 落下防止対 策

8b.耐震性確保による 落 下防止対策

10

使用済 燃料プー ル 内への落下 物による 使 用済燃料プ ール内の 燃 料体等への 影響評価 13
5.1

基本方 針

13

5.2

強度評 価方法

18

5.3

評価条 件

22

5.4

評価結 果

22

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

23

別紙 1

1.

概

要

本資料は，
「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」（以下「技術基準規則」という。）第 26 条第 1 項第 4 号及び第 7 号並びにそれらの「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則の解釈」（以下「解釈」という。
）に基づき，燃料取扱いに使用するクレーン，装置等の燃料取扱設備における，燃料集合体の落下防止対策について説明するものである。あわせて，技術基準規則第 26 条第 2 項第 4 号ニ及びその解釈に基づき，燃料取扱設備等の重量物が落下しても使用済燃料プールの機能が損なわれないことを説明する。
2.

基本方針
燃料取扱設備（キャスク除染ピットを除く）について，通常運転時に使用する燃料体又は使用済燃料（以下「燃料体等」という。
）の落下防止機能（ワイヤロープ二重化，動力電源喪失時の自動ブレーキ機能等）を有する設計とする。
また，燃料体等の取扱中に想定される燃料体等の落下時及び重量物の落下時においても，使用済燃料プールの冷却機能，遮蔽機能が損なわれないようにするため，燃料体等の落下に対しては

NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R1

十分な厚さのステンレス鋼内張りを施設して使用済燃料プール水の減少に繋がる損傷を防止するとともに，クレーン等の重量物の落下に対しては適切な落下防止対策を施す設計とする。また，
使用済燃料プール内への重量物の落下によって燃料体等が破損しないことを計算により確認する。
3.

燃料取扱設備における燃料集合体の落下防止対策
燃料取扱設備は，燃料取替機，原子炉建屋クレーン，チャンネル着脱機及び使用済燃料乾式貯蔵建屋天井クレーンで構成する。燃料取替機，原子炉建屋クレーン及びチャンネル着脱機は，新燃料を原子炉建屋内に搬入してから炉心に装荷するまで，及び使用済燃料を炉心から取り出し原
子炉建屋外へ移送するまでの取扱いを行える設計とする。使用済燃料乾式貯蔵建屋天井クレーン
は，使用済燃料乾式貯蔵建屋内において燃料集合体を装填した使用済燃料乾式貯蔵容器の取扱いを行える設計とする。使用済燃料の使用済燃料プールからの搬出には，使用済燃料輸送容器又は使用済燃料乾式貯蔵容器（以下「容器」という。
）を使用する。搬出に際しては，原子炉建屋内のキャスク除染ピット等にて容器の除染を行う。
また，燃料取扱設備のうち，燃料取替機，原子炉建屋クレーンは，未臨界性を確保した容器に収納して吊り上げる場合を除き，燃料体等を 1 体ずつ取扱う構造とすることにより，臨界を防止する設計とし，燃料体等の炉心から使用済燃料プールへの移動，使用済燃料プールから炉心への移動及び容器への収納時等に燃料体等をラック上に吊り上げ，水面に近づいた状態にあっても燃料体等からの放射線の遮蔽に必要な水深を確保できる設計とする。チャンネル着脱機は，燃料体等を 1 体ずつ取扱う構造とすることにより，臨界を防止する設計とし，燃料体等の検査等を行う
際に水面に近づいた状態にあっても，燃料体等からの放射線の遮蔽に必要な水深を確保できる設計とする。
さらに，燃料取扱設備は，地震荷重等の適切な組合せを考慮しても強度上耐えうる設計とするとともに，ワイヤロープの二重化，フック部の外れ止め及び動力電源喪失時の保持機能等を有することで，移動中の燃料体等の落下を防止する設計とする。
また，燃料取扱設備は，その機能の健全性を確認するため，定期的に試験及び検査を行う。
1

燃料取扱いに使用する燃料取替機，原子炉建屋クレーン，チャンネル着脱機及び使用済燃料乾NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R1式貯蔵建屋天井クレーンの概要を以下に示す。

2

3.1 燃料取替機
燃料取替機は原子炉建屋原子炉棟6階に設けたレール上を水平に移動するブリッジと，その上を移動するトロリで構成する。
トロリ上には，燃料体等をつかむためのグラップルを内蔵した燃料把握機があり，燃料体等
は，グラップルにてつかまれた状態で原子炉ウェル及び使用済燃料プール内の適切な位置に移動することができる設計とする。
グラップルのフックは空気作動式とし，燃料体等をつかんだ状態で空気源が喪失しても，安全側に働いて燃料体等を落とすことのない構造とする。また，燃料把握機は二重のワイヤロー
プで保持する設計とする。
ブリッジ及びトロリの駆動並びに燃料把握機の昇降を安全かつ確実に行うために，グラップ
ルには機械的インターロックを設ける。
燃料取替機は，取扱い中に燃料体等を損傷させないよう，あらかじめ設定する荷重値を超えた場合，上昇を阻止するインターロックを有することで燃料体等の破損やそれに伴う燃料体等の落下を防止する設計とする。あわせて，駆動源喪失の場合にも燃料体等の保持状態を維持す

NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R1る設計とする。
燃料取替機は耐震Ｂクラスで設計し，走行部はレールを抱え込む構造として地震時に落下す
ることがない設計とする。耐震設計の方針は，添付資料「Ⅴ-2-11-2-1 燃料取替機の耐震性についての計算書」に示す。
3.2 原子炉建屋クレーン
原子炉建屋クレーンは，原子炉建屋内壁に沿って設けたレール上を水平に移動するガーダと，
その上を移動するトロリで構成する。
原子炉建屋クレーンは，原子炉建屋内で新燃料搬入容器，使用済燃料輸送容器の移送及び新燃料等の移送を安全かつ確実に行うものである。本クレーンは，新燃料搬入容器，使用済燃料
輸送容器及び新燃料等の移送中において，駆動源が喪失しても確実に保持できる。
フックは，玉掛け用ワイヤロープ等が当該フックから外れることを防止するための装置を設ける。さらに，重量物を吊った状態において，使用済燃料プール上を通過できないよう，モード選択により，移送範囲の制限を行うため，インターロックを設ける。
また，重量物を移送する主巻フックはイコライザハンガをストッパ方式にすることで仮にワイヤロープが切れた場合でも重量物が落下せず，安全に保持できる設計とする。
原子炉建屋クレーンは耐震Ｂクラスで設計し，走行部は浮き上がり代を設けた構造として地震時に落下することがない設計とする。耐震設計の方針は，添付資料「Ⅴ-2-11-2-2 原子炉建屋クレーンの耐震性についての計算書」に示す。
3.3 使用済燃料乾式貯蔵建屋天井クレーン
使用済燃料乾式貯蔵建屋天井クレーンは，使用済燃料乾式貯蔵建屋内壁に沿って設けたレー
ル上を水平に移動するガータと，その上を移動するトロリで構成する。
使用済燃料乾式貯蔵建屋天井クレーンは，使用済燃料乾式貯蔵建屋内で使用済燃料乾式貯蔵
容器の移送を行うものである。本クレーンは，使用済燃料乾式貯蔵容器の移送中において，駆2

動源が喪失しても確実に保持できる。
フックは，使用済燃料乾式貯蔵容器専用吊り治具又は玉掛け用ワイヤロープ等が当該フックから外れることを防止するための装置を設ける。さらに，重量物を吊った状態において，他の使用済燃料乾式貯蔵容器と接触しないインターロックを設けると共に，主巻ドラムに設けた回転速度計により巻速度を制限加速度以内にすることで，使用済燃料乾式貯蔵容器が異常着床しない設計とする。
主巻ワイヤロープは，横行トロリ上に設けた過巻防止装置によりワイヤロープの過巻による破断を防ぐ設計とする。
また，重量物を移送する主巻フックは二重のワイヤロープにすることで仮にワイヤロープ１
本が切れた場合でも重量物が落下せず，安全に保持できる設計とする。
使用済燃料乾式貯蔵建屋天井クレーンは耐震Ｂクラスで設計し，走行部は浮き上がり代を設けた構造として地震時に落下することがない設計とする。耐震設計の方針は，添付資料「Ⅴ-2-11-2-3 使用済燃料乾式貯蔵建屋天井クレーンの耐震性についての計算書」に示す。

NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R1

3.4 チャンネル着脱機
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となり昇降する装置である。チャンネル着脱機は，新燃料搬入等の際に燃料体等を保持して昇降し，原子炉建屋クレーンと燃料取替機間の受け渡しを行い，検査対象となった燃料体等のチャンネルボックスを取り外すための当該燃料体等の昇降，及び燃料体等の検査等のために当該燃料体等を昇降する装置である。チャンネル着脱機は，駆動源喪失の場合にも燃料体等の保持機能を維持する設計とするとともに，下限ストッパによる機械的インターロック及び燃料体等が倒れないよう上部で保持する固定具により燃料体等の使用済
燃料プール床面への落下を防止する設計とする。
チャンネル着脱機は耐震Ｂクラスで設計し，走行部は浮き上がり代を設けた構造として地震時に落下することがない設計とする。耐震設計の方針は，添付資料「Ⅴ-2-11-2-4 チャンネル
着脱機の耐震性についての計算書」に示す。
3.5 まとめ
燃料取扱設備における燃料体等の落下防止対策をまとめたものを第 1 表に示す。また，第 1
図に燃料取替機及び原子炉建屋クレーンにおける電磁ブレーキの概要，第 2 図に同様に電磁ブレーキの動作原理，第 3 図に燃料把握機の二重ワイヤロープでグラップルを保持する構造，第4 図にグラップルの空気源喪失時にも燃料体等をつかむ構造，第 5 図に原子炉建屋クレーンにおけるフックの外れ止め装置，第 6 図に原子炉建屋クレーンにおけるイコライザハンガのスト
ッパ方式概念図を示す。

3

第 1 表 燃料体等の落下防止対策
機器名称

落下防止対策（1）巻き上げ機は電源遮断時に電磁ブレーキのスプリング機構で保持する構造燃料取替機（2）燃料把握機は二重ワイヤロープでグラップルを保持する構造（3）グラップルは空気源喪失時にも燃料集合体をつかむ構造（4）グラップルの機械的インターロック（5）燃料体等取扱時の過荷重インターロック（1）巻き上げ機は電源遮断時に電磁ブレーキで保持する構造（2）フックの外れ止め

原子炉建屋クレーン（3）主巻フックはイコライザハンガをストッパ方式にすることで仮にワイヤロープが切れた場合でも保持される構造（4）モード選択による移送範囲を制限するインターロック（1）電源遮断時に電磁ブレーキで駆動軸を保持する構造

NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R1

チャンネル着脱機（2）下限ストッパによる機械的インターロック（3）固定具により燃料体等が倒れないよう上部で保持する構造

使用済燃料（1）巻き上げ機は電源遮断時に電磁ブレーキで保持する構造

乾式貯蔵建屋（2）フックの外れ止め

天井クレーン（3）主巻フックは二重ワイヤロープでグラップルを保持する構造4

【巻き上げ機運転時（電源投入時）の状態】
巻き上げ機運転時は，電磁石にてブレーキライニングを吸い寄せ，ブレーキライニングとブレーキディスクの間に隙間ができるため，駆動軸は回転可能な状態である。

駆動軸（回転可能）電磁石（ON）

NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R0

ブレーキディスク
ブレーキライニング

スプリング

第 1 図 電磁ブレーキの概要【巻き上げ機停止時（電源遮断時）の状態】
巻き上げ機停止時，あるいは，電源遮断時には，スプリングの力によってブレーキライニン
グをブレーキディスクに押し付け，駆動軸が回転できない状態である。

駆動軸（回転不可）

電磁石（OFF）

第 2 図 電磁ブレーキの動作原理

0燃料取替機のワイヤロープは，二本有しており，一本が「燃料集合体並びにグラップル」を，もう一本が「伸縮管」をそれぞれ吊る構造となっている。仮にワイヤロープが一本破断したとしても，残りのワイヤロープ一本で燃料集合体並びにグラップル，伸縮管を保持でき，燃料集合体等を落下させず，安全に支持できる設計とする。
シーブ
BA

ワイヤロープ

巻上げ機

NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R2

伸縮管

シャフトブロックグラップル

第 3 図 燃料把握機の二重ワイヤロープでグラップルを保持する構造

1

グラップルは，動力源となる作動空気が喪失した場合でも，フック開閉用のエアシリンダ内のバネによりフックが閉方向に動作する。また，燃料体等を吊った状態において，グラップル
はラッチ機構によりフックが固定されるため，フックは開方向に動作しない。また，ラッチ機
構をフック開方向に動作させるには，燃料集合体が着座し，ハンドル部が着座検出板を押し上げる必要があり，このような機械的インターロックを備えているとともに，フックは動力源となる作動空気が喪失した場合でも，フック開閉用エアシリンダ内のバネにより，常に閉方向に
動作する。

ラッチ機構

エアシリンダ（フック開閉用）

一体構造
作動空気喪失時のNT2 補① Ⅴ-1-3-3 R2

着座検出板

動作方向
燃料集合体
フック

グラップル部概念図
ラッチ機構（ラッチが外れた状態）

ラッチ機構（ラッチ状態）

フック（「開」状態）
着座検出板（押し上げられた状態）

フック（「閉」状態）

着座検出板（下がった状態）
燃料集合体

燃料集合体

グラップルフック「開」状態

グラップルフック「閉」状態

第 4 図 グラップルの空気源喪失時にも燃料体等をつかむ構造2

フックの外れ止め装置は，吊荷がフックから外れないようにバネの力により通常位置に保持されるため，吊荷のフックからの脱落を防ぐことができる。
外れ止め装置

外れ止め装置：外れ止め通常位置：外れ止め解放位置.

：ばねの向き

第 5 図 フックの外れ止め装置
主巻のイコライザハンガをストッパ方式にすることで，仮にワイヤロープが切れた場合でもいず

NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R2

れかのストッパで吊り荷を保持することにより，重量物が落下せず，安全に保持することができる。

イコライザハンガ

イコライザハンガ概念図

第 6 図 イコライザハンガのストッパ方式概念図
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
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。

3

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

NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R2

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
4.

使用済燃料プール周辺設備等の重量物（燃料集合体以外）の落下防止対策

4.1 落下防止対策の基本的な考え方
模擬燃料集合体の気中落下試験（以下「落下試験」という。）での最大減肉量を考慮しても使用済燃料プールの機能が損なわれない厚さ以上のステンレス鋼内張り（ライニング）を施設することから，気中落下時の衝突エネルギーが落下試験より大きい設備等に対して，適切な落下防止対策（離隔，固縛等又は基準地震動に対する落下防止設計）を実施する。
気中落下時の衝突エネルギーは，使用済燃料プールライニング面（EL.34.689 m）からの各設
備等の設置高さに応じた位置エネルギーとする。
気中落下時の衝突エネルギーが落下試験の衝突エネルギーより小さい設備等については，適切に落下防止するとともに，落下形態を含めて落下試験結果に包絡されるため，使用済燃料プール水の減少に繋がるようなステンレス鋼内張りの損傷のおそれはない。
なお，気中落下時の衝突エネルギーによる使用済燃料プール内張りの減肉量を評価している
ため，実際に使用済燃料プール内に落下した場合に想定される水の浮力や落下中の水抵抗による衝突エネルギーの減少は保守的に考慮していない。
また，燃料集合体については，模擬燃料集合体の重量を超えるものもあるが，水中での重量が気中での模擬燃料集合体重量以下であるため，気中での模擬燃料集合体の衝突エネルギーを下回ることを確認している。
使用済燃料プールライニングの健全性については，別紙 1「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」に示す。
4.2 落下防止対策の検討
使用済燃料プール周辺設備等の重量物のうち，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4

業計画，ウォークダウンの結果を踏まえて網羅的に抽出する。落下防止対策としては，気中落
下時の衝突エネルギーが落下試験の衝突エネルギーより大きい設備等について，使用済燃料プールからの離隔を確保できる重量物は，十分な離隔距離を確保し，必要に応じて固縛又は固定等により落下防止を行う。十分な離隔を確保できない重量物は，基準地震動Ｓｓ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。

NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R2

重量物の抽出フロー及び落下防止対策を第 7 図に，その結果を第 2 表に示す。

5

①使用済燃料プール周辺の設備等の抽出

NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R3②落下時に使用済燃料プールの機能に影響を及ぼさないもの（落下時のエネルギー＜15.5kJ（注 1））

Yes

No
ステンレス鋼内張り厚さの確保により，使用済燃料プールの機能維持③使用済燃料プールに対する位置関係，作業計画を踏まえ，以下のいずれかの落下防止対策を実施
・離隔，固縛等による落下防止対策
・基準地震動に対する落下防止設計（注 1）落下試験時の模擬燃料集合体の落下エネルギー
第 7 図 重量物の落下フロー及び落下防止対策6

第 2 表 重量物の抽出結果及び落下防止対策②落下時に使用済燃料プールの機能に
番号①使用済燃料プール周辺設備等

影響を及ぼさないもの（注 1）（落下時のエネルギー＜15.5kJ）
重量

高さ

評価
―

1

原子炉建屋原子炉棟

特定不可～約 35ｍ

2

燃料取替機

約 23ｔ

約 12m

×
約 2.7MJ
×3

原子炉建屋クレーン

約 48ｔ

約 20m
約 9.4MJ③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
基準地震動に対する落下防止対策
基準地震動に対する落下防止対策
基準地震動に対する落下防止対策
離隔，固縛等による落下防止対策×4

その他クレーン

約 1000kg

基準地震動に対する落下防止対策

約 17m
約 167kJ

5

移送後の

×
約 56t

離隔，固縛等による落下防止対策

約 14m

PCV ヘッド（取扱具含む）
6

移送後の約 7.7MJ
約 4.6t×

約 14m

RPV ヘッド（取扱具含む）

約 631kJ

NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R3

移送後の7

ドライヤ，セパレータ等

約 430kg

×

約 12m

約 50.6kJ（取扱具含む）8910

プール内設置物

約 100kg

約 5m

プールゲート類

約 2.7t

約 12m

キャスク（取扱具含む）

約 120t

○
約 4.9ｋJ×
約 318kJ×

約 14m

約 16.5MJ
11

電源盤類

―

約 12m

12

フェンス・ラダー類

約 300 ㎏

約 12m―
×約 24kJ

13

装置類

約 800 ㎏

×

約 12m

約 94kJ
14

作業用機材類＜100kg○

約 12m＜11.8kJ
15

計器・カメラ・通信機器＜300kg

○

約 4m

類
16

試験・検査用機材類＜11.8kJ
約 500kg

×

約 14m

約 69ｋJ
17

コンクリートプラグ・ハ

約 7.5t

×

約 14m

ッチ類

約 1.0MJ

離隔，固縛等による落下防止対策
離隔，固縛等による落下防止対策
基準地震動に対する落下防止対策
離隔，固縛等による落下防止対策
離隔，固縛等による落下防止対策
離隔，固縛等による落下防止対策
離隔，固縛等による落下防止対策
離隔，固縛等による落下防止対策――
離隔，固縛等による落下防止対策
離隔，固縛等による落下防止対策

18

空調機

約 100kg

約 14m―

離隔，固縛等による落下防止対策

19

重大事故等対処設備―――

基準地震動に対する落下防止対策（注 1）：落下エネルギーが 15.504 kJ（310 kg×5.1 m×9.80665 m/s2）以上であれば「×」，15.504
kJ 未満であれば「○」（高さは，使用済燃料プールライニング面までの高さであり，落下時のエネルギーは，水の浮力，落下中の水抵抗を考慮しない気中落下した場合の保守的な値としている。
）

7

4.3 落下防止対策の設計
a.離隔，固縛等による落下防止対策(a) 原子炉建屋クレーン(第 2 表，番号 3)
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。
また，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NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R1

囲を第 8，9 図に示す。

第8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

8

NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R1

第9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(b) 原子炉 建屋クレ ー ンの吊荷（ 第 2 表

番 号 5,6,7,9,10）

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
ターロックにより移送範囲を制限するため，重量物及びキャスクは使用済燃料プールへ落下 しない。
原子 炉 建 屋 ク レ ー ン は ， 駆 動 電 源 喪 失 時 保 持 機 能 ， イ コ ラ イザ ハ ン ガ の ス ト ッパ方式化，フックの外れ止め金具等により，プールゲート等の落下防止を図っている。

(c) 燃料取 替機の吊 荷 （燃料集合 体及びツ イ ンブレード ガイド）
重量 物 の 移 送 を 行 う 際 に は ， 重 量 物 が 使 用 済 燃 料 プ ー ル 内 で落 下 し な い よ う ，
インターロックにより移送範囲や吊り上げ高さを制限することに加え，ワイヤロ
ープ二重化 等の構造 上 の対策によ り落下防 止 対策を図っ ている。

(d) PCV ヘ ッド，RPV ヘ ッド，電源 盤等（第 2 表

番号 5,6,10～13,16～19）

PCV ヘッド ，RPV ヘ ッド ，電源盤類 ，コンク リ ートプラグ ・ハッチ 類 ，キャスク
等は，設置 高さが使 用 済燃料プー ルのプロ ア レベルであ り，地震時 に転倒して も，
使用済燃料プールに落下しない設計とする。これら設備は重量物であり，車輪の9

ような抵抗を緩和させる構造もないことから，転倒を仮定しても使用済燃料プー
ルに届かな い距離に 設 置する設計 とする。
(e) ドライ ヤ，セパ レ ータ等（取 扱具含む ）（ 第 2 表

番 号 7）

ドラ イ ヤ ， セ パ レ ー タ 等 は ， Ｄ ／ Ｓ プ ー ル に 設 置 す る た め ，使 用 済 燃 料 プ ー ルに落下しな い。

b.耐震性確保による 落 下防止対策（a）原 子炉建 屋及 び使用済燃 料プール 上 部にある常 設設備（ 第 2 表

番号 １）

原子炉建屋 について は ，原子炉建 屋原子炉 棟 6 階（EL.46.5 m）よ り 上部の鉄筋
コンクリート造の壁及び鉄骨造の屋根トラス，屋根面水平ブレース等を線材，面材により立体的にモデル化した立体架構モデルを作成し，基準地震動Ｓｓに対する評価を行い，屋根トラスにおいて水平地震動と鉛直地震動を同時に考慮した発生応力が終 局応力を 超 えず，使用 済燃料プ ー ル内に落下 しない設計 とする。な お，
NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R1

屋根については鋼板（デッキプレート）の上に鉄筋コンクリート造の床を設けた構造となっ ており， 地 震による剥 落はない 。 原子炉建屋 原子炉棟 6 階より上部を構成する壁 は鉄筋コ ン クリート造 の耐震壁 で あり，原子 炉建屋原子 炉棟 6 階より下部の耐震壁とあわせて基準地震動Ｓｓに対して落下しない設計とする。なお，
使用済燃料プール上部にある常設設備としては天井照明があるが，その落下エネ
ルギーは気中落下試験時の燃料集合体の落下エネルギーより小さいため評価不要である。
耐 震 設 計 評 価 結 果 に つ い て は ， 添 付 資 料 「 Ⅴ -2-2-2

原子炉建屋の耐震性についての計算 書」に示 す 。
概略断面図

屋根トラス 詳細評価モ デル

第 10 図原 子炉建 屋屋 根評価モデ ル
10

（b）燃料取 替機（ 第 2 表

番号 2）

燃料 取 替 機 は ， 浮 上 り に よ る 脱 線 を 防 止 す る た め ， 脱 線 防 止装 置 を 設 置 す る 。
脱線防止装置は，走行レールの頭部を脱線防止装置にて抱き込む構造であり，燃料取替機の 浮上りに よ り走行，横 行レール よ り脱線しな い構造とす る。
なお ， 各 レ ー ル に は レ ー ル 走 行 方 向 に 対 す る 脱 線 を 防 止 す るた め ， ス ト ッ パ が設置されて いるが，地 震時等に走 行，横行 レ ール上を燃 料取替機，トロリが滑 り，
仮に本ストッパが損傷したとしても，走行レールについては建屋壁面との離隔距
離より，燃料取替機の全車輪がレールから脱線するおそれは無く，横行レールについては，ブリッジ上部にレールが敷設されており，トロリが脱線したとしても走行レール外側（使用済燃料プールエリア外）へ脱線することから，使用済燃料
プールに落 下するこ と はない。
燃料取替機 は，想定 さ れる最大重 量の吊荷 （ 定格荷重：450kg）を 吊 った状態においても， 基準地震 動 Ｓｓに対し て使用済 燃 料プールに 落下しない 設計とする 。

NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R1

耐震設計評 価結果に つ いては，添 付資料「 Ⅴ-2-11-2-1

燃料取替 機 の耐震性についての計 算書」に 示 す。

第 11 図燃 料取替 機と 使用済燃料 プールの 位 置関係

11（c）原子炉 建屋ク レー ン（第 2 表

番号 3）

原子 炉 建 屋 ク レ ー ン は ， 浮 上 り に よ る 脱 線 を 防 止 す る た め ，脱 線 防 止 装 置 を 設置する。脱線防止装置は，ランウェイガータ当り面，横行レールに対し，浮上り代を設けた構造であり，クレーンの浮上りにより走行，横行レールより脱線しない構造とし ている。
なお ， 各 レ ー ル に は レ ー ル 走 行 方 向 に 対 す る 脱 線 を 防 止 す るた め ， ス ト ッ パ が設置されているが，地震時等に走行，横行レール上を原子炉建屋クレーン，トロリが滑り，仮に本ストッパが損傷したとしても，各レールと建屋壁面との離隔距離より，原子炉建屋クレーン，トロリがレールから脱線するおそれはなく，使用済燃料プー ルに落下 す ることはな い。
原子 炉 建 屋 ク レ ー ン は ， 下 部 に 設 置 さ れ た 上 位 ク ラ ス 施 設 であ る 使 用 済 燃 料 プールに対して，波及的影響を及ぼさないことを確認することから，想定される最大 重 量 の 吊 荷 （ 定 格 荷 重 ： 125t） を 吊 っ た 状 態 に お い て も ， 基 準 地 震 動 Ｓ ｓ に 対

NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R1

して使用済 燃料プー ル への落下を 防止する 設 計とする。
耐震性評価 結果につ い ては，添付 資料「Ⅴ-2-11-2-2

原 子炉建屋 ク レーンの耐震性につい ての計算 書 」にて示す 。

第 12 図原 子炉建 屋ク レーンと使 用済燃料 プ ールの位置関係

12

（d）その他 クレー ン類 （第 2 表

番号 4）

使用 済 燃 料 プ ー ル 用 ジ ブ ク レ ー ン は ， 燃 料 集 合 体 外 観 検 査 時に 検 査 対 象 燃 料 のチャンネル ・ボック ス の着脱に使 用してい る 。
使用 済 燃 料 プ ー ル 用 ジ ブ ク レ ー ン は ， 使 用 済 燃 料 プ ー ル 手 摺り 外 側 に 設 置 さ れており，使用済燃料プールと離隔距離が確保されることに加え，床面にボルトにて固定され ているこ と から使用済 燃料プー ル に落下する ことはない 。

5.

使用済 燃料プー ル 内への落下 物による 使 用済燃料プ ール内の 燃 料体等への 影響評価
使用済燃料プール内 へ の落下物に よって使 用 済燃料プー ル内の燃 料体等が破損 しないことを計算により確 認 する。

5.1
(1)

基本 方針
影響評 価の基 本的 考え方
4.において 気中落下 時 の衝突エネ ルギーが 落 下試験の衝 突エネル ギ ーより大きい
設備等につ いては適 切 な落下防止 対策を実 施 することか ら，落下試 験の衝突エ ネル

NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R1

ギーを適用 して使用 済 燃料プール 内の燃料 体 等への影響 評価を実施 する。
以降におい ては，燃 料 体等からチ ャンネル ・ ボックスを 除いた状 態 を「燃料集合体」と呼び ，評価に つ いては，燃 料集合体 の うち核燃料 物質及び核 分裂生成物 を内包する燃料 被覆管が ， 放射性物質 の閉じ込 め 機能を保持 するよう， 破損に至る ような変形に対 して妥当 な 安全余裕を 有するこ と を計算によ り確認する 。

(2)

落下物 の選定
上述のとお り第 2 表に おいて落下 防止対策 を 施さない重 量物によ る 落下エネルギ
ーを包含で きる落下 物 として，模 擬燃料集 合 体を選定す る。

(3)

評価方 針
燃料集合体 の概要を 第 13.1～2 図及 び燃料集 合 体とラック の関係図 を 第 13.3 図に示す。
燃料集合体 の強度評 価 フローを第 14 図に 示す 。
燃料集合体 の強度評 価 においては ，その構 造 を踏まえ， 落下物に よ る荷重の作用
方向及び伝 達過程を 考 慮し，評価 対象部位 を 選定する。
落下物によ る燃料集 合 体への影響 について は ，落下物の 衝突によ り 生じるひずみが許容値を 超えない こ とを確認す る。
燃料集合体 は冷却水 中 に貯蔵して いるため ， 落下物には 水の抵抗 力 及び浮力が生じるが，保 守的に気 中 で落下する 場合を想 定 する。また ，落下物が 同時に複数 の燃料集合体に 衝突する こ とが考えら れるが， 保 守的に 1 体 の燃料 集合 体に落下物 が衝突するもの として計 算 を行う。
13

燃料集合体 は第 13.3 図 のとおり，ラック内 に 貯蔵されて いる。燃 料 被覆管部分はラック内に あるが， 燃 料集合体上 部は露出 し た状態にあ る。よって ，落下物は 燃料集合体の上 部タイ・ プ レートに直 接衝突す る ものとして 評価を行う 。
燃料集合体 の許容限 界 は，燃料被 覆管の破 断 伸びに適切 な余裕を 考 慮した値とす

NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R1る。

14

NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R1

第 13.1 図

燃料集 合体 の概要（９×９ 燃料（ Ａ型））

第 13.2 図

燃料集 合体 の概要（９×９ 燃料（ Ｂ型））

15

NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R1

第 13.3 図

燃料集 合体 とラックの 関係図

16

落下物によ る荷重

評価対象部 位の選定

強度評価に 用いる荷 重 の設定

NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R1

ひずみ量計 算（鉛直 方 向）

設定した許 容値との 比 較

第 14 図燃 料集合 体の 強度評価フ ロー

17

5.2

強度評 価方法(1)

記号の 定義燃料集合体 の強度評 価 に用いる記 号を第 5 表 に示す。

第5表

NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R1

記

号

単

強 度評価に 用 いる記号

位

定

義

Ａ

m2

燃料被覆管 の断面積

Ｅ

MPa

燃料集合体 の縦弾性 係 数

Ｅ１J

燃料集合体 の変形エ ネ ルギ

Ｌm

燃料被覆管 の長さｍ

kg

落下物の重 量

ｇ

m/s 2

重力加速度

ｈ

m

落下高さ

Ｗ

J

落下物の落 下エネル ギεp%

燃料被覆管 の塑性ひ ず みεy%

燃料被覆管 の弾性ひ ず み

π

－

円周率

σy

MPa

燃料被覆管 の耐力

(2)

評価対 象部位
燃料集合体 の評価対 象 部位は，落 下物によ る 荷重の作用 方向及び 伝 達過程を考慮し設定する 。
落下物によ る衝撃荷 重 は，落下物 が燃料集 合 体に直接衝 突した際 ， 燃料被覆管に作用し，ひ ずみが発 生 する。
落下物は上 部タイ・ プ レートに衝 突し，押 し 下げられた 上部タイ ・ プレートは上部タイ・プ レートと 接 続している すべての 燃 料棒に荷重 を伝達する ため，落下 物による荷重は 燃料棒の 局 所に集中す ることは な い。
このことか ら，燃料 被 覆管を評価 対象部位 と し設定する 。

(3)荷重の 設定燃料集合体 の強度評 価 に用いる荷 重は， 第 6 表の荷重を 用いる。 な お，落下エネ
ルギーの評 価に用い る 荷重及び高 さについ て は，4.1 及 び 5.1(1)に 記載のとお り保
守的に落下 試験と同 じ 条件とする 。

18

第6表
落下物の種 類
模擬燃料集 合体

落 下物の諸 元

ｍ

ｇ

ｈ

（kg）

（m/s 2 ）（m）

310

9.80665

5.1（ 4）許容限界
燃料集合体 のひずみ の 許容限界値 は，燃料 被 覆管が破断 しないこ と とすることから，「平成 １８年度 リ サイクル燃 料資源貯 蔵 技術調査等 （貯蔵燃料 長期健全性 等確証試験に関 する試験 最 終成果報告 書）」（ （ 独）原子力 安全基盤機 構）の試験 デー
タ等を踏ま えて，許 容 ひずみは燃 料被覆管 の 破断伸びに 対して十分 保守側の 1 %とする。

NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R1（5）評価 方法
燃料集合体 の構造図 を 第 16 図に ，断面図 を 第 17 図に 示す。燃 料集 合体の強度評
価について は，落下 物 による落下 エネルギ ー を用いて評 価し，燃料 被覆管に生 じる
ひずみを算 出する。
燃料集合体 への衝突 時 には，落下 物は周辺 の ラックセル とも衝突 す ることが想定されるが， 評価にお い ては保守的 に，燃料 集 合体のみに 衝突するも のとする。
評価に用い る燃料集 合 体は保守的 に以下の 燃 料集合体を 想定し，評 価を行う。
・評価対象 燃料集合 体 のうち，燃 料被覆管 断 面積と燃料 被覆管長さ の積が小さ くな
る９×９燃料（ Ａ型） 燃料集合体 の寸法を 使 用する。
・照射に伴 い耐力は 上 昇するが， 保守的に 未 照射時の値 を使用する 。
・燃料被覆 管の断面 積 は減肉した 照射済み の 燃料を想定 する。
・ 燃 料集 合 体 へ の 衝 撃 荷 重 は 燃 料 棒 （ 標 準 燃 料 棒 の み ） 全 数 で受 け る も の と す る 。
・ウォータ ・ロッド 又 はウォータ ・チャン ネ ルは保守的 に無視する 。

19

NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R1

第 16 図燃 料集合 体の 構造図

部 分長 燃 料 棒

Zr ラ イ ナ 部
標準燃料棒

外

径：

mm

内

径：

mm

（Zr ライナ 部を除く ）ウォータ・ロッド

本数：66 本（ 標準燃料 棒のみ）(a)

燃料集 合体の 断面 図

第 17 図(b)

燃料被 覆管の 断面 図

燃 料集合 体の 断面図

20（公称 値）

ａ.

衝 突影響 評価
落下物の衝 突に伴う 荷 重は，燃料 集合体の 上 部タイ・プ レートを 介 して燃料棒，
ウォータ・ロッドに作用することになるが，落下エネルギーが全て燃料被覆管の変形に費やされるものとし，この際に燃料被覆管に生じるひずみを算出する。算出に当たっ ては，保 守 的な評価と なるよう 燃 料被覆管は 弾完全塑性 体とし，第 18
図に示すと おり塑性 変 形に伴う硬 化を考慮 し ないものと する。
（a） 落下物の落 下エネル ギ ー（鉛直成 分）

Ｗ＝ｍ・ｇ・（b） 燃料被覆管 の変形エ ネ ルギー

1
Ｅ1＝（Ｓ1＋Ｓ2）・Ａ ・Ｌ＝（ ・σｙ・εｙ＋σｙ・εｐ）・Ａ・Ｌ
2
ここでεy＝σy ／Ｅ（ a） 及び（b）よ り， Ｗ＝Ｅ1 として 塑性ひずみεｐを求める 。

NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R1

εｐ＝ｍ・ｇ・ｈ 1－ εｙＡ・Ｌ・σｙ 2
12

ただし，（ ・σｙ・εｙ）・Ａ・Ｌ がＷ よりも 大 きい場合 ，εp囲内）とな る。

応力σ

実際の応力 －ひずみ 線 図σy弾完全塑性 体（仮定）

Ｓ1

Ｓ2

εｙ

εｐ
第 18 図ε ひずみ
弾 完全塑 性体 の保守性（イメージ 図）210 （弾性範5.3

評価条 件
燃料集合体の 強度 評価に用い る評価条 件 を第 7 表に 示す。

第7表
燃料集合体の材料 ＊ジルカロイ －2

評 価条件（ 燃 料集合体）
ＡＬ（m 2 ）（m）

1.30×10 -3

Ｅ
（MPa）

(MPa)

注記

（%）

＊： 燃料集合 体 は複数の部 材から構 成 されており ，ここで は ，計算に使 用した縦弾性係数の引 用部材を 記 載した。ま た，燃料 被 覆管の断面 積Ａにつ い ては，「平成

NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R1

１８年 度高燃 焼度 ９×９型燃 料信頼 性実 証成 果報告 書（総 合評 価編）」（原子 力
安全基盤機 構）」に 記載 されている とおり，使 用済燃料の 燃料被覆 管 は新燃料に比べ腐食に より約 2 %減 肉するため ，保守的 に 3.5 %減肉を 考慮し た値 を使用す
る。

5.4

評価結果
燃料集 合体の 強度 評価結果を 第 8 表に 示 す。
燃料集合体 に発生す る ひずみは許 容ひずみ 以 下である。

第8表

評 価結果

許容ひずみ

(%)

（%）

0.86

1.0

22

裕度
1.16

別紙 1

別紙 1

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

使用済燃料プールへ の 燃料集合体 落下につ い ては，模擬 燃料集合 体を用いた気 中落下試
験を実施し ，万一の 燃 料集合体の 落下を想 定 した場合に おいても ， ライニング が健全性を確保するこ とを確認 し ている ＊ 1 。
試験結果としては， ラ イニングの 最大減肉 量 は初期値3.85 mmに 対して0.7 mmで あった。
また，落下 試験後の ラ イニング表 面の浸透 探 傷試験の結 果は，割 れ 等の有害な 欠陥は認められず，燃 料落下後 の ライニング は健全で あ ることが確 認された 。

注記＊1：「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

NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R1ついて」（HLR-050）

23

NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R1

下部タイ・プレート

図1

模擬 燃料集合 体 落下試験方 法

図 1 は，気中による 模 擬燃料集合 体の落下 試 験の方法を 示したも のである。水 中の燃料
集合体重量 は，本試 験 で使用した 模擬燃料 集 合体の重量 未満であ り ，燃料集合 体の高さについても， 本試験の 落 下高さ未満 となって い る。また， 燃料集合 体 の落下時は ，水の抵抗による減速 効果が期 待 できること から，こ の 試験は保守 的な評価 結 果となって いる。

図１に示す落下試験 に おける模擬 燃料集合 体 重量は，チ ャンネル ・ボックスを 含めた状態で 310 kg と保守的 ＊ 2 であり，燃料落下 高さは 燃料取替機 による燃 料移動高さを 考慮し，5.1 m と安 全側であ る 。

注記＊2：東海第 二発 電所にて取 り扱って い る燃料集合 体重量（ チ ャンネル・ボックス含
む。）は， 表 1 に示 すと おり水中で 310 kg 未満 であること を確認し て いる。燃料装荷時等 に使用す る ツインブレ ードガイ ド も，気中で の重量 は 325 kg であるが，水中で は 284 ㎏ と ，310 kg 未 満になる こ とを確認し ている。
24

表1

燃料 集合体重 量
燃料集合体 重量（kg）
水中 ＊ 3

気中
８×８燃料
新型８×８燃料
実

新型８×８ジ ルコニ
ウムライナ 燃料機

高燃焼度８×８ 燃料

NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R0E

９×９燃料（Ａ 型）
９×９燃料（Ｂ 型）
模擬燃料集 合体
注記

310

＊3：表中の 各燃 料集合体の 水中重量 は ，気中重量 から燃料 棒 体積分の水の重量のみを 減じた値 で あり，実際 の水中重 量 は表中の値 以下とな る。

25