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

補足-180-3

から公開で きませ ん 。

提出年月日

平成 30 年 10 月 2 日

改 10工事計画に係る補足説明資料
補足-180-3【使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する説明書に係る補足説明資料】

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」に係る添付書類（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。

工認添付書類

補足説明資料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
別添1

使 用済 燃 料 プ ールへ のス プレ イ

量の評価
別添2

取 出燃 料 の 燃 料被覆 管表 面温 度の評価
別添3

使 用済 燃 料 プ ールゲ ート のス ロッシングに対する評価

2.

別紙（１）工認添付書類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 工認添付書類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】

工認添付書類

設置許可まとめ資料

有効性評価

Ⅴ-1-3-4

使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する説明書

4.1
4.2
添付資料 1.5.9
添付資料 4.1.2

技術的能力

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

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

2

引用内容
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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.

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････････････････････････････ 2-1････････････････････････････････ 3-1

別添1
使用済燃料 プール へ の スプ レイ量 の評価･･････････････････････････････････ 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

別添3
使用済燃料 プール ゲ ー トの スロッ シングに対する評価･･････････････････････ 別3-1

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 ，施 設定 期 検査 主 要工程表 における 約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 5回 の 全 燃 料 取 出 し を行 った 施 設 定 期 検査 実績 と比 較 して も 保守 的な 設 定 で ある（第1-1表 参照） 。
・使用済燃 料プ ール 内 燃 料の崩壊 熱は，全 燃料取出し直後が最大となる。
解列9日
約 10.5 日
約3日
冷却，解放

約1日

約 6.5 日

ウェル水張
燃料取出し
第1-1図 施設定期検査主要工程表

第1-1表 至 近5回 の全燃料取出しを 行った施設定期検査実績
施設定期検 査 回数

施設定期検査実績

第18回定期 検査

約12日

第19回定期 検査

約6日

部分燃料取出しのため除外

第20回定期 検査

約8.5日

部分燃料取出しのため除外

第21回定期 検査

約10.5日

第22回定期 検査

約12日

第23回定期 検査

約12日

第24回定期 検査

約13日

1-1

備考

2.

蒸発量 の評価に 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10 kW程度 ＊1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。
注記＊1： 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 書類「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 60 Co，58 Co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
to maintain or restore core cooling, containment, and spent fuel poolcooling capabilities under the circumstances associated with loss of large
areas of the plant due to explosions or fire, to include strategies in thefollowing 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 SubmittalGuideline； 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することから，使用済燃料プールの蒸発量（約15.1 m3/h）及び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。
スプレイ試験に基づくスプレイ分布を別添1の第1-1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別添1の第1-2図及び第1-3図に示す。
スプレイ試験に基づくと，蒸発量（約15.1 m3/h）及びNEIガイド要求（約45.4 m3/h）を上回るスプレイ量（約120 m3/h）が確保できると評価できる（別添1参照）。
常設スプレイヘッダは，使用済燃料プール近傍へ設置し，使用済燃料プールに約60 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することから，使用済燃料プールの蒸発量（約15.1 m3/h）及び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。
スプレイ試験に基づくスプレイ分布を別添1の第1-4図に，使用済燃料プールにおける常設スプレイヘッダの設置位置とスプレイ分布を別添1の第1-5図に示す。
スプレイ試験に基づくと，蒸発量（約15.1 m3/h）及びNEIガイド要求（約45.4 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，施設定期検査中，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3-1図及び第3-2図に示す。
スプレイ水は，直接スプレイされない場合でも，使用済燃料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＊1）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。
注記 ＊1：「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3-1図 分散配置パターンの例
取出燃料

０７０６０５０４０３０２０１012345678

第3-2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）3-39別添1
使用済燃料プールへのスプレイ量の評価
東海第二発電所で採用する可搬型スプレイノズル及び常設スプレイヘッダに関して，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評価について，以下に示す。
1.

可搬型スプレイノズル（１）スプレイ試験にて得られたスプレイ量分布①スプレイ試験条件項目

試験条件②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。
なお，可搬型スプレイノズル配備後，社内的にも試験を実施し検証することとする。

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（放射角度0°）を考慮して，スプレイ範囲を評価すると使用済燃料貯蔵ラック上面での放水面積は，77.6 m2となる（第1-2図）。
第1-2図より赤範囲以降は全量使用済燃料プール内へスプレイされる。

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評価
可搬型スプレイノズルの放水範囲は，使用済燃料貯蔵ラック全面を包含しており，プール内にスプレイされる合計量は約120 m3/hとなり，使用済燃料プールの蒸発量約15.1 m3/h及びNEIガイド要求（約45.4 m3/h）を上回る。

ノズル使用本数

ノズル設置角度

スプレイ流量

プール内スプレイ流（1 本当たり）量

スプレイノズル①
スプレイノズル②
スプレイノズル③

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

2.

常設スプレイヘッダ（１）スプレイ試験にて得られたスプレイ量分布①スプレイ試験条件項目

試験条件②スプレイ試験結果
ノズル単体試験結果に基づく各ノズルの放水範囲は，以下のとおり。

第 1-4 図 常設スプレイヘッダの放水範囲（単体）

別 1-4

（２）実機評価①スプレイ範囲の想定（１）で確認した各ノズルの放水範囲，実機でのノズル本数及び配置を基に使用済燃料プールへの放水範囲を確認した結果は，以下のとおり。

第 1-5 図 常設スプレイヘッダの放水範囲（組合せ）②使用済燃料プールへのスプレイ量の評価
常設スプレイヘッダの放水範囲は，使用済燃料貯蔵ラック全面を包含しており，使用済燃料プール内にスプレイされる合計量は約60 m3/hとなり，使用済燃料プールの蒸発量約15.1m3/h及びNEIガイド要求（約45.4 m3/h）を上回る。
なお，ノズルＡのみに着目した場合，放水範囲は，使用済燃料貯蔵ラックのほぼ全面，使用済燃料プール内スプレイ流量についても，下表のとおり，約15.1 m3/hを上回っているが，使用済燃料貯蔵ラック全面へ完全に放水するためにノズルＢ及びノズルＣを設置する。
また，ノズルＡによる使用済燃料プール内スプレイ流量は，スプレイ流量をスプレイ範囲全面で均一とする保守的な評価としている。本評価では全体スプレイ流量に使用済燃料プール内外の放水面積比率を乗じることにより算出しており，使用済燃料プール外スプレイ流量は6.7 m3/hである。実際にはノズルから遠方のため使用済燃料プール外にスプレイされる範囲の流量は減少し，ノズル単体試験結果に基づく算出では3.6 m3/hとなる。

別 1-5

仕様

ノズル使用本数

ノズル設置角度

スプレイ流量（1 本当たり）

全体スプレイ流量

プール内ス
プレイ流量

ＡＢＣ
注記 ＊1：プール外面積Ａ（m2），プール内面積Ｂ（m2）より，プール内への流量を算出。
プール外流量：全体スプレイ流量×(Ａ/(Ａ＋Ｂ))＝

×（)）＝6.73m /h
プール内流量：全体スプレイ流量−プール外流量＝

別 1-6−6.7＝m3/h

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

燃料ラック（キャン型）

飽 和 蒸 気 に よる 対 流（ 燃 料 ラ ッ ク底 部 を 経 由 す る ）燃料集合体間に生じる差圧を 均 等 化 す る蒸 気 流（ 底 部 の 隙 間： 約 200 mm）

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）
添付書類「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） ＊ 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） ＊ 1f：輻射率（ 0.675）f
ε 1 ：燃 料棒の輻 射率（0.7） ＊ 2
ε 2 ：水 の輻射率 （0.95） ＊ 1

σ：Stefan-Boltzmann定数（5.67×10 -8 W/m 2 ・K 4 ） ＊ 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 ＊ 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 ＊ 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）。

注記

＊1： 伝熱 工 学資 料

改訂第5版（日 本機械学会＊2：NUREG/CR-0497

別 2-32009）

別添3
使用済燃料 プールゲー トのスロッシングに 対する評価

1.

概要

設備評価用 地震 動に よ り発 生する スロッシン グによる使用済燃料プールゲート の 強度の評価につ いて， 以 下 に示 す。

2.

評価対 象機器
使用済燃料 プー ルゲ ー ト(大)

3.

評価方 法
使用 済 燃 料 プ ー ル ゲ ー ト の 強度評価 には ，基 準地震 動Ｓ ｓ 条件で の スロ ッシン グ （ 液体揺動）評 価用速 度 応 答ス ペクト ルを用いて，地震時の各水深による全流体荷重（ 全流体荷重＝衝 撃的荷 重 ＋ 対流 的荷重 ）をハウスナー理論により算出し，プールゲート の部材に発生す る応力 を 求 め評 価を実 施した。
ここで，衝 撃的荷重 と は 地震時流体慣性力，対流的荷重とはスロッシ ング時の流体 力，静水圧荷重 とは平 常 時 の水 圧を示 す。第3-1図 に，地震時の使用済 燃料プール側壁（ プールゲート設 置壁） の 圧 力分 布形状 を示す。

第3-1図

地 震時の使用済燃料プール側壁の圧力分布形状

別 3-1

4.

部材の 許容応力
使用済燃料 プー ルゲ ー トの 部材に 発生する応 力（曲げ，せん断）が表 3-1に示す許 容応力以下であ ること を 確 認す る。な お，ゲート許容応力は，その他の支持構造物を準 用して評価する 。
表3-1

許容曲げ応 力ｆｂ

許容せん断 応力ｆｓ

部材の許容応力F・1.51.5F
1.5・ 3・1.5

供用状態Ｃ： Ｆ ＝min（1.35Ｓ ｙ ，0.7Ｓ ｕ ， Ｓ ｙ （ＲＴ ））

部材材料

：

最高使用温 度：℃ （保守 的な評価を行うため鋼材は環境条 件の最大値を 使用するが，荷重算出 時の水の密度は20℃の値を使用する 。）

なお，Ｆ値 は下 記に 示 す（ １）（ ２）（３） の最小値となる。

最高使用温 度に おけ る 発電 用原子 力設備規格 （設計・建設規格（2005年度（2007年度補足版含む 。））ＪＳ ＭＥＳＮＣ１−2005/2007）付録材料図表Part5

表8（ 設計 降伏点）及び 表9（設 計引 張強さ）に定める値を用いて求める。

表3-1の式で 算出し た 部 材の許容応力値を表3-2に示す。
表3-2部材の許容 応力値

材料許容応力（MPa）
曲げ別 3-2せん断5.

強度評 価
使用 済 燃 料 プ ー ル ゲ ー ト の 評 価 モ デル を第 3-2図 に示 す 。フ レー ム は パ ッキ ン を 抑 えるために厚 さmm〜mmの板で 補強した構造であり他の部材に比 べて剛性が高 い ことから，評価 はフレ ー ム 間に 設置す るプレート及びビームについて行う。各ビームの 評価
荷重は，対 象ビー ム の 中心 レベル で全流体荷重を平均荷重とし，荷重範囲はビーム を中心とした上 下プレ ー ト 高さ の半分 として強度評価を実施する。
また，各プ レー トの 評 価荷 重はビ ーム間のプ レート高さの中央レベルでの全流 体 荷重を平均荷重 とし， 荷 重 範囲 はビー ム間として強度評価を実施する。

第3-2図

使用済燃料プールゲートの評価モデル

別 3-3

（１）ビー ムの応力 計 算
ビームの応 力 は，両 端 支持梁の等分布荷重の計算式より求める。第3-3図にビー ムの計算モデル 図を 示す 。

荷重

Ｗ ＝ Ｐ・ａ

曲げモー メ ント

Ｍ =Ｗ・ｌ2
8

せん断力

Ｆ=Ｗ・ｌ
2

曲げ応力

σ＝

Ｍ
Ｚ

せん断応 力

τ＝ＦＡ

ここで，
Ｐ：圧力
ａ：荷重範 囲ｌ：ビーム 長さ
Ｚ：断面係 数
Ａ：断面積

第3-3図

ビームの計算モデル図

別 3-4

（２）プレ ートの応 力 計算
プレートの 応 力は， 4辺 固定平板の等分布荷重の計算式より求める。
第3-4図にプ レート の計 算モデル図を示す。

最大曲げ 応 力σ＝β２

せん断応 力τ＝Ｐ・ａ２ｈ２

Ｐ・Ｓ２・（ａ＋ｂ）・ｈ

ここで，Ｐ：圧力ｈ ：プレー ト厚さ
ａ ：プレー ト高さ
ｂ ：プレー ト幅
β ２ ： 第 3-4 図で求め た応力係数

第3-4図
注記

＊1： 機械 工 学便 覧

A4編

プレート の計算モデル図 ＊ 1

材料力学

別 3-5

6.

評価結 果
使用済燃料 プー ルゲ ー トの 各ビー ム及びプレ ートに発生する最大応力を表3-3に 示す。
表3-3の結果 に示す よ う に，使用済燃料プ ールゲートに基準地震動Ｓ ｓ 波に 基づく スロッシング荷 重を考 慮 し た強 度評価 において，算出応力は許容応力以下となった。

表3-3
評価対象

使用済燃料
プールゲー ト

各部材の最大応力

評価部材

材料応力

算出応力

許容応力（MPa）（MPa）

ビーム

プレート

なお ， パ ッ キ ン に つ い て は 第3-5図に示す ように過剰 に潰れな い構造と してい る こ とから，使 用済 燃料プ ー ルゲー トにスロッシング時のような大きな 荷重がかかっても パッキンには直 接作用 し な い。
また ，パッキ ン は耐 熱性に優れたシリコ ンゴムを採用しており，使用済燃料プー ルゲートに水が ある℃ 以下 の状態 での物性値低下はほとんど無い。

以上のことから使用済燃料プールゲートのスロッシングに対する評価として問題無いことを確 認した 。

第3-5図

パッキン部詳細図
別 3-6