本資料のうち，枠囲みの内容

東海第二発電所

は営業秘密又は防護上の観点

資料番号から公開で き ません 。

提出年月日

Ⅴ-1-3-3

工事計画審査資 料
工認-028改 15

平成 30 年 10 月 2 日

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

3

3.4

チャン ネル着 脱機

3

3.5

まとめ

4

使用済 燃料プー ル 周辺設備等の重量物 の落下防止対策

12

4.1

落下防 止対策 の基 本的な考え方

12

4.2

落下防 止対策 の検 討

12

4.3

落下防 止対策 の設 計

15

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 19
5.1

基本方 針

19

5.2

強度評 価方法

23

5.3

評価条 件

27

5.4

評価結 果

27

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

28

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
燃料取扱設備は，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 R0

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，使用済燃料乾式貯蔵建屋天井クレーン及びチャンネル着脱機で構成する。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原子炉棟内に搬入してから原子炉に装荷するまで，及び使用済燃料を原子炉から取り出し原子炉建屋原子炉棟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，使用済燃料を収納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「キャスク」という。）を使用する。搬出に際しては，原子炉建屋原子炉棟内のキャスク除染ピット等にてキャスクの除染を行う。
また，燃料取扱設備のうち，原子炉建屋クレーンは，未臨界性を確保したキャスクに収納して吊り上げる場合を除き，燃料体等を 1 体ずつ取り扱う構造とすることにより，臨界を防止する設計とする。燃料取替機及びチャンネル着脱機は，燃料体等を 1 体ずつ取り扱う構造とすることにより，臨界を防止する設計とする。燃料取替機においては燃料体等の原子炉から使用済燃料プー
ルへの移送，使用済燃料プールから原子炉への移送及びキャスクへの収納時等に燃料体等を吊り上げた際に，チャンネル着脱機においては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。使用済燃料乾式貯蔵建屋天井クレーンは，使用済燃料を収納し未臨界性を確保したキャスクを取り扱う設計とする。
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。ワイヤロープ及びフックは，それぞ1

れクレーン構造規格，クレーン等安全規則の規定を満たす安全率を有する設計とする。
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，使用済燃料乾式貯蔵建屋天井クレーン及びチャンネル着脱機の概要を以下に示す。
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。
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。
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，フNT2 補① Ⅴ-1-3-3 R0

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，グラップル内の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ことから，燃料体等の落下を防止する構造とする（第4図参照）。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（第3図参照）。
燃料取替機は，取扱い中に燃料体等を損傷させないよう荷重監視を行うことにより，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，動力電源喪失の場合にも燃料体等の保持状態を維持するために，電磁ブレーキのスプリング機構を有した設計とする（第1，2図参照）。
燃料取替機は耐震Ｂクラスで設計するが，耐震Ｓクラス設備への波及的影響を及ぼさないことを確認するため，基準地震動Ｓｓによる評価を実施し，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，添付書類「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，原子炉建屋原子炉棟内で新燃料輸送容器，キャスク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，新燃料輸送容器，キャスク及び新燃料等の移送中において，動力電源が喪失しても確実に保持状態を維持するために，電磁ブレーキのスプリング機構を有した設計とする（第1，2図参照）。
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（第5図参照）。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のインターロックを設ける（第9，10
図参照）。
2

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（第6，7，8図参照）。
補巻フックにおいては，クレーン構造規格を満足したワイヤロープの使用と，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た設計とする。
原子炉建屋クレーンは耐震Ｂクラスで設計するが，耐震Ｓクラス設備への波及的影響を及ぼさないことを確認するため，基準地震動Ｓｓによる評価を実施し，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，添付書類「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ダと，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キャスクの移送を行NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R0

うものである。本クレーンは，キャスクの移送中において，動力電源が喪失しても確実に保持状態を維持するために，電磁ブレーキのスプリング機構を有した設計とする（第 1，2 図参照）。
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，使用済燃料乾式貯蔵建屋に設置された他のキャスクと接触しないよう，モード選択により，走行及び横行範囲のインターロックを設けるとともに，主巻ドラムに設けた回転速度計により巻速度を制限速度以内にすることで，キャスク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（巻上操作により，巻上上限位置
において，リミットスイッチが作動することにより巻上停止）によりワイヤロープの過巻を防止し，ワイヤロープの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クラスで設計するが，耐震Ｓクラス設備への波及的影響を及ぼさないことを確認するため，基準地震動Ｓｓによる評価を実施し，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，添付書類「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。
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
う上部で保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うとともに，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，動力電源喪失の場合にも確実に燃料体等の保持機能を維持するために，電磁ブレーキのス
3

プリング機構を有した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落下を防止する設計とする（第1，2，11 図参照）。
チャンネル着脱機は耐震Ｂクラスで設計するが，耐震Ｓクラス設備への波及的影響を及ぼさないことを確認するため，基準地震動Ｓｓによる評価を実施し，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，添付書類「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。
なお，チャンネル着脱機は，燃料体等を移動する際，使用済燃料プールライニングの下に設置されている漏えい検知溝上を通ることがないよう，より離れた場所に移設する。
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。
第 1 表 燃料体等の落下防止対策

NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R0

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のスプリング機構で保持する構造

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（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）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使用済燃料保持する構造

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）モード選択による走行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のスプリング機構で駆動軸を保持

チャンネル着脱機する構造（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

5燃料取替機のワイヤロープは，2 本有しており，1 本が「燃料集合体及びグラップル」を，もう 1 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 1 本破断したとしても，残りのワイヤロープ 1 本で燃料体等，グラップル及び伸縮管を保持でき，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

巻き上げ機
伸縮管

NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R2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

6

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
作動空気喪失時の着座検出板

NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R2

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

7

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。

8

第7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

NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R1

第 8 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

第9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

9

NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R2

第10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

10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（カート）となり昇降する設計となっており，下限ストッパにNT2 補① Ⅴ-1-3-3 R2

よる機械的インターロックとあいまって，燃料体等の落下を防止する。

第 11 図 チャンネル着脱機の概略図

11

4.

使用済燃料プール周辺設備等の重量物の落下防止対策

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（以下「ライニング」という。
）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Ｓｓ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.

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ライニングの損傷のおそれはない。
また，燃料体等については，模擬燃料集合体の落下試験における重量及び落下高さを超える場合があるが，水の浮力及び抗力を考慮することで，気中での模擬燃料集合体の衝突エネルギ
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NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R3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。
さらに，燃料体等については，燃料取扱設備において使用済燃料プールライニングへの落下を防止する設計とする。
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が落下試験の衝突エネルギ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。
重量物の抽出フロー及び落下防止対策を第 12 図に，その結果を第 2 表に示す。
燃料体等については，3．に示したとおり，燃料取替機，原子炉建屋クレーン及びチャンネル
着脱機において，使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。

12

①使用済燃料プール周辺の設備等の抽出②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＜15.5kJ＊1）

Yes

No

NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R3ライニング厚さの確保により，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Ｓｓに対する落下防止対策

注記 ＊1：落下試験時の模擬燃料集合体の落下エネルギ
第 12 図 重量物の落下フロー及び落下防止対策13

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

影響を及ぼさないもの＊1

高さ

評価
―

原子炉建屋原子炉棟

特定不可〜約 35 m2

燃料取替機

約 23 t約 12 m

約 48 t約 20 m

約 1000 kg

約 17 m

約 56 t

約 14 m

約 4.6 t

約 14 m

約 430 kg

約 12 m

約 100 kg

約5 m

プールゲート類

約 2.7 t約 12 mキャスク（取扱具含む）

約 120 t

約 14 m5

原子炉建屋クレーン

その他クレーン
移送後のPCV ヘッド（取扱具含む）

6

移送後のRPV ヘッド（取扱具含む）

7

移送後のドライヤ，セパ
レータ等（取扱具含む）

NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R3

重量
1

4

8

9

10

プール内設置物

11

電源盤類

―

約 12 m

12

フェンス・ラダー類

約 300 ㎏

約 12 m

約 800 ㎏

約 12 m＜100 kg

約 12 m＜300 kg

約4 m

約 500 kg

約 14 m

約 7.5 t

約 14 m

13

14

15

装置類

作業用機材類
計器・カメラ・通信機器
類

16

17

試験・検査用機材類

位置関係，作業計画を踏ま（落下時のエネルギ＜15.5kJ）

ル周辺設備等

3③使用済燃料プールに対するコンクリートプラグ・ハ
ッチ類

18

空調機

約 100 kg

約 14 m19

重大事故等対処設備――

えた落下防止対策×

基準地震動Ｓｓに対する落下防止対策
基準地震動Ｓｓに対する

約 2.7 MJ

落下防止対策×

基準地震動Ｓｓに対する落下防止対策約 9.4 MJ×

ジブクレーンの撤去

約 167 kJ×
約 7.7 MJ×
約 631 kJ×
約 50.6 kJ

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○―＊2

約 4.9 kJ×
約 318 kJ×
約 16.5 MJ―
×
約 35 kJ×
約 94 kJ

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○―＊2＜11.8 kJ○―＊2

＜11.8 kJ×
約 69 kJ×
約 1.0 MJ

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○―＊2＜13.8 kJ

基準地震動Ｓｓに対する―落下防止対策2

注記 ＊1：落下エネルギが 15.504 kJ（310 kg×5.1 m×9.80665 m/s ）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。
）＊2：使用済燃料プール周辺で資機材等を設置する場合は，落下時の衝突エネルギの大小に関わらず，社内規程に基づき荷重評価を行い，設置場所や固定方法について検討した上で設置している。
14

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）PCV ヘ ッド，RPV ヘッド，電源盤類等
PCV ヘッド ，RPV ヘ ッド，コンク リートプ ラグ・ハッチ類等は，重量物であり ，車 輪 の 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 置し て離 隔 を と ると と もに ，必 要 な 固 縛 等 を 実 施 す
る設計とす る。
PCV ヘッド の 取扱具 ，RPV ヘッドの取扱具，プールゲート類，キャス ク，キ ャス
ク の 取 扱 具 ， 電 源 盤 類 ，フ ェ ンス ・ラ ダ ー 類 ，装 置 類， 試験 ・ 検 査 用 機 材 類 は ，使 用 済 燃 料 プ ー ル か ら 十分 な 離隔 距離 を 可 能 な限 り 確保 し， 必 要 な 固 縛 若 し く は固定を実施 する設 計 と する。
（b）ドライ ヤ ，セ パレ ータ等（取扱具含む）
ド ラ イ ヤ ， セ パ レ ー タ 等は ， 原 子 炉 ウェ ル を 挟ん で 使用 済 燃料 プ ー ル と 反 対 側
NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R3に あ る Ｄ ／ Ｓ プ ー ル に 設置 し ，使 用済 燃 料 プ ール と 離隔 距離 が 十 分 と れ て い る ため，地震時 であっ て も 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 用済燃料プール周辺にある常設設 備
原子炉建屋 につ いて は，原子炉建 屋原子炉 棟 6 階（EL.

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Ｓ ｓ 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 。 原 子 炉
建屋屋根評 価モデ ル を 第 13 図に示す。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
Ｓ ｓ 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 ギは 気 中落 下試 験 時 の 燃 料 集 合 体 の落 下 エ ネ ル ギ よ り 小 さ いた め 評価 不要 で あ る 。ま た ，使 用済 燃 料 プ ー ル 周 辺 に ある 重 大 事 故 等 対 処 設 備 とし て は， 静的 触 媒 式 水素 再 結合 器及 び 常 設 ス プ レ イ ヘ ッ
ダがあるが ， 基 準 地 震 動Ｓ ｓ 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 ， 添 付 書 類 「 Ⅴ-2-2-2

原 子 炉 建 屋 の耐 震 性 に ついての計算 書」，添付 書 類「Ⅴ-2-9-5-5-1静的触媒式水素再結合器 の耐震性 につい て の 計 算 書 」 及 び 添 付 書 類 「 Ⅴ -2-4-3-2

代 替 燃 料 プ ール 注 水 系の 耐 震 性 に つ15

いての計算 書」に 示 す 。

概略断面図

NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R3屋根トラス詳細評価モデル

第 13 図原子炉建屋屋根評価モデル（b）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。
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 がなか っ た としても，走行レールについては基準地震動 Ｓ ｓ による 燃料
取 替 機 の 滑 り を 考 慮 し た距 離 を保 つ運 用 と す るこ と から ，レ ー ル 範 囲 外 へ の 脱 線
は し な い 。 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。 また ， 横 行 速 度 と ト ロ リの 高 さ か ら ， 脱 線 後 原 子炉 建 屋壁 面に 到 達 す るこ と もな い。 燃 料 取 替 機 と 使 用 済
燃料プール の位置 関 係 を第 14 図に示す。
燃料取替機 は， 想定 される最大重 量を上回 る定格荷重 450 kg の吊荷 を吊っ た状
態において も，基 準地 震動Ｓ ｓ 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，添 付書類「 Ⅴ-2-11-2-1
ついての計 算書」 に 示 す。

16

燃料取替機 の耐震 性に

NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R3

第 14 図燃料取替 機と使用済燃料プールの位置関係（c）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 ダ 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 なか った と し て も， 滑 り量 を考 慮 し た 運 用 と す る こと か ら ， 原 子 炉 建 屋 ク レー ン ，ト ロリ が レ ー ルか ら 脱線 し原 子 炉 建 屋 壁 面 に 到 達
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 ーンと使用済 燃料プ ー ル の位置関係 を第 15 図に示す。
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 最大重量を上 回る定 格 荷 重 125 t の吊荷を吊った状態においても，基 準地震動Ｓ ｓ 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，添付 書類「Ⅴ-2-11-2-2
震性につい ての計 算 書 」にて示す 。

17

原子炉建屋ク レーン の耐NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R3

第 15 図原 子炉 建屋クレーンと使用済燃料プールの位置関係

18

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

基本 方針

（1）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。
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

NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R3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
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 16-1〜2 図及び燃料集合 体とラックの関係図を第 16-3 図に示す。
燃料集合体 の強度評 価 フローを第 17 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。
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 16-3 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。

19

NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R3

第 16-1 図

燃料集合体の概要（９×９燃料（ Ａ型））

第 16-2 図

燃料集合体の概要（９×９燃料（ Ｂ型））

20

NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R3

第 16-3 図

燃料集合体とラックの関係図

21

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

ひずみ量計算（鉛直方向）

NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R3設定した許容値との比較

第 17 図燃料集合体の強度評価フロー

22

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 R3

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

Ｅ１

J

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 4 表の荷重を用いる。気中重量か ら燃
料棒体積分 の 水の重 量 の みを減じた各燃料 集合体の実際の水中重量は，表中の 値以下となる。 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。

23

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

9.806655.1（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 １ ８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 R3（5）評価方 法
燃料集合体 の構造図 を 第 18 図に，断面図を第 19 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 は 保 守的に無 視する。

24

NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R3

第 18 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 19 図（b）

燃料被覆管の断面図

燃料集合 体の断面図

25

（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 20 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 R3（ a） 及び（b）より， Ｗ＝Ｅ 1 として塑性ひずみεｐを求める 。

εｐ＝

ｇ
ｍ・ｇ・ｈ
1
− εｙ
Ａ・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 20 図ε ひずみ
弾完全塑性体の保守性（イメージ図）260 （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）

注記

（MPa）

（％）

＊： 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 R3

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

27

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。
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。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 機による通常の燃料移動高さを考 慮し，5.1 m

NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R3と安全側で ある。燃 料 移動高さについては ，燃料体等をキャスクに装荷する場合及びキャ
スクから取 り出す場 合 に限り，5.1 m よりも高いm（＜6 m）としているが，この場

合も燃料体 等落下時 の 水中抗力を考慮する ことにより，上記落下試験における落下エネル
ギ（ 310 kg×ｇ×5.1 m= 15.5 kJ，ここ で重力 加速度 ｇ= 9.80665 m/s 2 ）に包絡 さ れ る ことを確認し た ＊ 3 。

注記＊1： 株式 会 社日 立製作所，「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），平成 6 年 12 月
＊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。
＊3：燃料集合 体の変位（落下移動距離）をx（m），時間をt（s）とし，以下に示す
運動方程式 を用いて，6 m落下後のライニング衝突直前の速度及び落下 エネルギを評 価す る。 本評 価 では，燃料集合体は垂 直に落下し，落 下中に水によ る浮力及び抵抗（ 抗力）を 受 けることを想定する 。

・ｇ
これを，速 度vの式にすると・ｇ
ここで，
ｇ：重力加 速度，9.80665 m/s 2
28

m 1 ： 燃 料 集 合 体 の 重 量 （ 気中），kg（東 海 第二発電所 使用済 燃 料プ ー ル内

最大重量燃 料 ：８×８燃料）
m 2 ：燃料 集合体 の 重量（水中），Ｄ：抗力（kg（ 浮力考慮）（m 1 −ρＶ））

ρ：水の密 度，9.8045×10 2 kg/m 3 （大気圧・65 ℃）
C d ：抗力 係数， 0.60（燃料集合体 抗力係数 測定試験結果）
Ａ：流れ に垂直な 面 の投影面積，正方形断面（0.13 m×0.13 m＝1.69×10 − 2 m 2 ）を仮定
m 3 （メーカ 設計値）

Ｖ：燃料集 合体体積 ，

上記微分方 程式 より，ｇ

NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R3

v

tanh

ｇ

ここで， k以上 よ り ， 落 下 時 点 の 速度 v は××

m/s と 評 価され， 落 下エネル ギ

7 2 ≒ 14.9 kJとなり， 上 記落下試験における 落下エネルギ 15.5 kJ を下回る。

29

は，

NT2 補① Ⅴ-1-3-3 R1E

下部タイ・プレート

図1

模擬 燃料集合 体落下試験方法

表1

燃料集合体重 量
燃料集合体重量（kg）
水中 ＊ 4

気中
８×８燃料
実

新型８×８燃料機

新 型 ８ ×８ ジ ル コ ニウムライナ 燃 料
高燃焼度８×８ 燃料
９×９燃料（Ａ 型）
９×９燃料（Ｂ 型）

模擬燃料集 合体
注記

310

＊4：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。

30