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，商業機密あるいは防護上

資料番号

工認-028 改 1の観点から公開でき ま せん。

提出年月日

平成 30 年 1 月 18 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 R0

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

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

74.1

落下防 止対策 の基 本的な考え 方

74.2

落下防 止対策 の検 討

74.3

落下防 止対策 の設 計

14

4.3.1

離隔 ，固縛 等に よる落下防 止対策

14

4.3.2

耐震 性確保 によ る落下防止 対策

14

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 18
5.1

基本方 針

18

5.2

強度評 価方法

22

5.3

評価条 件

26

5.4

評価結 果

26

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

27

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及び使用済燃料プール内の燃料体又は使用済燃料（以下「燃料体等」という。）又は重量物の落下により破損しないこと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（キャスクピット及びキャスク除染ピットを除く）について，通常運転時に使用

NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R0

する燃料体等の落下防止機能（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。燃料取替機及び原子炉建屋クレーンは，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搬出するまでの取扱いを行える設計とする。
なお，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，燃料取替機及び原子炉建屋クレーンは，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使用済燃料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。
燃料取扱いに使用する燃料取替機，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の概要を以下に示す。
1

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。

NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R0

燃料取替機は，取扱い中に燃料集合体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把握機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
2

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また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

NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R0

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-211-2-3 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。
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
図に電磁ブレーキの概要，第 2 図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燃料体等をつかむ構造，第 5 図にフックの外れ止め装置，第 6 図にイコライザハンガのストッパ方式概念図を示す。
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で保持する構造（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

燃料取替機（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

原子炉建屋クレーン（2）フックの外れ止め（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

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3

【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）NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R0

電磁石（ON）

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

4グラップルを二重のワイヤロープで保持することで，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体等を保持でき，燃料体等を落下させず，安全に支持できる設計とする。
シーブ
BA

ワイヤロープ（二重）

巻上げ機

NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R0

伸縮管

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
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，ラッチ機構
によりフックは開方向に動作しない。

ラッチ機構

エアシリンダ（フック開閉用）

作動空気喪失時の
動作方向
燃料集合体
フック

第 4 図 燃料把握機グラップルの空気源喪失時にも燃料体等をつかむ構造

5

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NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R0

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重量物が落下せず，安全に保持することができる。

ストッパ

第 6 図 イコライザハンガのストッパ方式概念図

6

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とする。
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NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R0

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の減少は保守的に考慮していない。
また，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 であり，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。
）
は水中で 310 kg 未満のため，保守的である。
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する。落下防止対策としては，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。
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。

7

Ⅰ．使用済燃料プール周辺の設備等の抽出

NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R0

Ⅱ．使用済燃料プールへの落下を検討すべき
重量物の抽出

検討不要

検討要

対策不要

Ⅲ．落下防止対策の
要否判断

対策要

Ⅴ．使用済燃料プールへの落下時影響評
価が必要なもの

Ⅳ．使用済燃料プールへの落下時影響評
価が不要なもの

第 2.1－1
7 図 重量物の抽出フロー
第図 評価フロー8

NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R0

第 2 表 重量物の抽出結果及び落下防止対策（1/5）
評価フローⅠ

評価フローⅡ
評価①

番号1

評価フローⅢ

評価②

抽出した設備等

原子炉建屋

配置

重量

高さ

落下
エネルギ

×

特定不可

～約 35 m

－

評価③

選定
結果

評価フローⅣ
選定結果
※

落下時の
影響評価※

○

不要

○

不要

○

不要

○

不要

－

不要

落下防止措置
×

・耐震評価
・耐震評価

2

燃料取替機

×

約 23 t約 12 m

約 2700 kJ

×・点検
・有資格者作業

9・使用済燃料プール外待機
・耐震評価
3

原子炉建屋
クレーン

×

約 48 t約 20 m

約 9400 kJ

×・点検
・有資格者作業・使用済燃料プール外待機・耐震評価・フェイルセーフ機構

4

その他
クレーン類

×

約1 t

約 17 m

約 167 kJ

×・点検・速度制限，過巻防止，
フック外れ止め
・有資格者作業5

PCV（取扱具含む）

○

－

－

－

○

－

NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R0

第 2 表 重量物の抽出結果及び落下防止対策（2/5）
評価フローⅠ

評価フローⅡ
評価①

番号

評価フローⅢ

評価②

抽出した設備等
配置

重量

高さ

落下
エネルギ

評価③

選定
結果

評価フローⅣ
選定結果
※

落下時の
影響評価※

○

不要

○

不要

－

不要

○

不要

落下防止措置・フェイルセーフ機構

6

RPV（取扱具含む）・点検
×

約 4.6 t

約 14 m

約 631 kJ

×・速度制限，過巻防止，
フック外れ止め10

・有資格者作業
・耐震評価
・フェイルセーフ機構
7

内挿物（取扱具含む）×

約 0.43 t

約 12 m

約 50.6 kJ

×・点検・速度制限，過巻防止，
フック外れ止め
・有資格者作業8

プール内ラック類

×約 7.5 t－－○－・フェイルセーフ機構
・点検

9

プールゲート類×約 2.7 t約 12 m

約 318 kJ

×・速度制限，過巻防止，
フック外れ止め
・有資格者作業NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R0

第 2 表 重量物の抽出結果及び落下防止対策（3/5）
評価フローⅠ

評価フローⅡ
評価①

番号

評価フローⅢ

評価②

抽出した設備等
配置

重量

高さ

落下
エネルギ

評価③

選定
結果

評価フローⅣ
選定結果
※

落下時の
影響評価※

○

不要

－

不要

○

不要

○

不要

落下防止措置・フェイルセーフ機構
・点検

10

キャスク

×

約 120 t

約 14 m

約 16500 kJ

×・速度制限，過巻防止，
フック外れ止め11

・有資格者作業・可動範囲制限
11

電源盤類

○

－

－

－

○

－
・フェイルセーフ機構

12

フェンス・
ラダー類

・点検
×

約 0.3 t約 12 m

約 24 kJ

×・速度制限，過巻防止，
フック外れ止め
・有資格者作業・フェイルセーフ機構
・点検

13

装置類

×

約 0.8 t約 12 m

約 94 kJ

×・速度制限，過巻防止，
フック外れ止め
・有資格者作業NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R0

第 2 表 重量物の抽出結果及び落下防止対策（4/5）
評価フローⅠ

評価フローⅡ
評価①

番号

14
15

評価フローⅢ

評価②

抽出した設備等作業用機材類
計器・カメラ・
通信機器類

評価③

選定
結果

評価フローⅣ
選定結果
※

落下時の
影響評価※

配置

重量

高さ

落下
エネルギ

×

＜0.1 t約 12 m＜11.8 kJ

○

－

－

不要

×

＜0.3 t約4 m＜11.8 kJ

○

－

－

不要

○

不要

○

不要

－

不要

落下防止措置・フェイルセーフ機構
12
16

試験・検査用
機材類

・点検
×

約 0.5 t

約 14 m

約 69 kJ

×・速度制限，過巻防止，
フック外れ止め
・有資格者作業・フェイルセーフ機構

17

コンクリートプラグ・ハッチ類・点検
×

約 7.5 t

約 14 m

約 1000 kJ

×・速度制限，過巻防止，
フック外れ止め
・有資格者作業

18

空調機

○

－

－

－

○

－

NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R0

第 2 表 重量物の抽出結果及び落下防止対策（5/5）
評価フローⅠ

評価フローⅡ
評価①

番号

評価フローⅢ

評価②

抽出した設備等
配置

重量

高さ

落下
エネルギ

評価③

選定
結果

評価フローⅣ
選定結果
※

落下時の
影響評価※

○

不要

落下防止措置・フェイルセーフ機構
・点検

19

その他

×

約1 t

約 14 m

約 137 kJ

×・速度制限，過巻防止，
フック外れ止め13

・有資格者作業【凡例の説明】○：次のステップの評価は不要 ×：次ステップの評価が必要 －：対象外又は評価不要【評価フローⅡによる評価基準】 ・評価①

：設置状況等により，使用済燃料プールへの落下が想定されない設備等は「○」落下が想定される設備等は「×」・評価②：模擬燃料集合体の落下エネルギ＝15.504 kJ（310 kg×5.1 m×9.80665 m/s2）以上の場合は「×」，15.504 kJ 未満の場合は「○」・選定結果 ：評価①もしくは評価②が「○」であれば選定結果を「○」，落下時影響評価は「不要」とする。選定結果が「×」の場合は評価フローⅢによる評価を実施する。
【評価フローⅢによる評価基準】 ・評価③
・選定結果

：適切な落下防止措置が確認された場合は「○」，それ以外は「×」：落下防止措置が確認された場合は評価フローⅢの選定結果を「○」，落下時の影響評価は「不要」とする。
落下防止措置に不足が確認された場合は，選定結果を「×」，落下時の影響評価「必要」とする。

※ 耐震評価等による確認をもって，選定結果「○」とし，落下時の影響評価を「不要」とする。

4.3

落下防 止対策 の設 計

4.3.1

離隔 ，固縛 等に よる落下防 止対策
下記項目 の 設備等は， 使用済燃 料 プールの手 摺りの外 側 に設置され ており，使用済燃料プ ールとの 離 隔が確保さ れている と ともに，設 置方法と し て，転倒防止対策（電源 盤類，空 調機 については ，床面や 壁 面にボルト 等にて固 定 または固縛）がとられて おり，仮 に 地震等によ り損壊・ 転 倒したとし ても使用 済 燃料プールまNT2 補① Ⅴ-1-3-3 R0での離隔が とられて い ることから ，落下は 防 止される。
・番号 5

PCV（取 扱 具含む）

・番号 11

電源盤類

・番号 18

空調機

4.3.2

耐震 性確保 によ る落下防止 対策（1）

原子炉 建屋 及び使用済 燃料プー ル 上部にある 常設設備
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，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。

概略断面図
第8図

屋根トラス 詳細評価モ デル
原 子炉建屋 屋 根評価モデ ル
14

（2）

燃料 取替機
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 を 吊った状態 において も ，基準地震動

NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R0

Ｓｓに対し て使用済 燃 料プールに 落下しな い 設計とする 。
耐 震 設 計 評 価 結 果 に つ い て は ，「 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9図

燃 料取替機 と 使用済燃料 プールの 位 置関係

15

（3）

原子 炉建屋 クレ ーン
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

NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R0

重量の吊荷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，「 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 10 図原 子炉建 屋ク レーンと使 用済燃料 プ ールの位置関係

16

4.3.3設備 構造上 の落 下防止対策
クレーン の 安全機能と して，燃 料 取替機には フック外 れ 止め，ワイ ヤロープ二重化，フェ イルセー フ 機構等の設 備構造上 の 落下防止措 置が，原 子 炉建屋クレーンにはフッ ク外れ止 め ，フェイル セーフ機 構 （ワイヤロ ープスト ッ パ機構含む）
等の設備構 造上の落 下 防止措置が 適切に講 じ られている ことから ， 落下は防止さ
れる。

4.3.4

運用 状況に よる 落下防止対 策
クレーン 等 安全規則に 基づく点 検 ，安全装置 の使用， ク レーンの有 資格者作業等の要求事 項対応に よ る落下防止 措置が適 切 に実施する 。
また，燃料 取替機及 び 原子炉建屋 クレーン の 使用済燃料 プール外 へ の待機運用による落下 防止対策 に より，落下 防止措置 が 適切に講じ られてい る ことから，落NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R0

下は防止さ れる。

17

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 ルギが落 下 試験の衝突 エネルギ 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 ギを適用して使 用済燃料 プ ール内の燃 料体等へ の 影響評価を 実施する。
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 。

NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R0(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 11.1～2 図 及び燃料 集 合体とラッ クの関係 図 を第 11.3 図に示す。
燃料集合体 の強度評 価 フローを第 12 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。
燃料集合体 は第 11.3 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 慮した値とする。

18

NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R0

第 11.1 図

燃料集 合体 の概要（９×９ 燃料（ Ａ型））

第 11.2 図

燃料集 合体 の概要（９×９ 燃料（ Ｂ型））

19

NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R0

第 11.3 図

燃料集 合体 とラックの 関係図

20

落下物によ る荷重

評価対象部 位の選定

NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R0

強度評価に 用いる荷 重 の設定

ひずみ量計 算（鉛直 方 向）

設定した許 容値との 比 較

第 12 図燃 料集合 体の 強度評価フ ロー

21

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 3 表 に示す。

第3表

NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R0

記

(2)

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 4 表の荷重を 用いる。 な お，落下エネ
ルギの評価 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。

22

第4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NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R0

する。

（5）評価 方法
燃料集合体 の構造図 を 第 13 図に ，断面図 を 第 14 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 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 。

23

NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R0

第 13 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 14 図(b)

燃料被 覆管の 断面 図

燃 料集合 体の 断面図

24（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 15 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 （鉛直成分 ）Ｗ＝ｍ・ｇ・ｈ（b） 燃料被覆管 の変形エ ネ ルギ

1
Ｅ1＝（Ｓ1＋Ｓ2）・Ａ・Ｌ＝（ ・σｙ・εｙ＋σｙ・εｐ）・Ａ・Ｌ
2
ここでεy＝σy ／Ｅ

NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R0（ a） 及び（b）よ り， Ｗ＝Ｅ1 として 塑性ひずみεｐを求める 。

εｐ＝ｍ・ｇ・ｈ 1－ εｙＡ・Ｌ・σｙ 2

1
2（ ・σｙ・εｙ）・Ａ・ＬがＷよりも 大 きい場合，εp
ただし，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 15 図ε ひずみ
弾 完全塑 性体 の保守性（イメージ 図）250 （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 5 表に 示す。

第5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

NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R0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
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 6 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6表

評 価結果
許容ひずみ

(%)

（%）

0.86

1.0

26

裕度
1.16

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

燃料の貯蔵設備につ い ては，「発電 用軽水 型原 子炉施設に 関する安 全設計審査指 針」の指
針 49 に以下 の記載 があ る。

指針 49

燃 料の貯蔵 設 備及び取扱 設備

２． 使 用 済燃 料 の貯 蔵 設備 及 び 取扱 設 備は ， 前項 の 各 号に 掲 げる 事項の ほ か ，次の各号に掲 げる事項 を 満足する設 計である こ と。
（４ ） 貯 蔵設 備 は， 燃 料集 合 体 の取 扱 い中 に 想定 さ れ る落 下 時に おいて も ， そのNT2 補① Ⅴ-1-3-3 R0

安全機能が 損なわれ る おそれがな いこと。

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 の健全性について」（HLR-050）

27

NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R0

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。

28

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。

29