2.31 ５・６号機 構内用輸送容器
2.31.1 設備の概要
構内用輸送容器（使用済燃料輸送容器）は，福島第一原子力発電所第５，６号機使用済燃料プールに貯蔵されている使用済燃料（以下，「燃料」という。
）を共用プールへ構内輸送する際に使用する容器である。
なお，ＮＦＴ－１２Ｂ型及びＮＦＴ－２２Ｂ型の構内用輸送容器は，８×８燃料，新型８×８燃料，新型８×８ジルコニウムライナ燃料，高燃焼度８×８燃料及び９×９燃料の構内輸送に使用することとする。また，ＮＦＴ－１２Ｂ型の構内用輸送容器は震災前の原子炉運転中に被覆管から放射性物質の漏えいのあった福島第一原子力発電所第６号機の燃料（以下「６号機漏えい燃料」という。）の構内輸送に使用することとする。ここで，使用済燃料プール又は炉内で１９ヶ月以上冷却した燃料を構内用輸送容器で輸送する。
2.31.2 要求される機能
構内用輸送容器は，除熱，密封，遮へい，臨界防止，構造強度を考慮した設計とする。
2.31.3 主要な機器(1) 構内用輸送容器（ＮＦＴ－１２Ｂ型）
構内用輸送容器（ＮＦＴ－１２Ｂ型）については，以下の書類（既存評価）にて７×７燃料，８×８燃料，新型８×８燃料，新型８×８ジルコニウムライナ燃料，高燃焼度８×８燃料及び９×９燃料の運搬に係わる安全機能が評価されている。このため既存評価を適用することとする。
・核燃料輸送物設計変更承認申請書（NFT-12B 型）（平成 29 年 1 月 10 日申請，原燃輸送株式会社）
６号機漏えい燃料の輸送については，以下の書類（既存評価）にて評価された事項が適用可能であることを確認している。
・福島第一原子力発電所特定原子力施設に係る実施計画Ⅱ 特定原子力施設の設計，設
備 2.11 使用済燃料プールからの燃料取り出し設備（添付資料-2-1-3）(2) 構内用輸送容器（ＮＦＴ－２２Ｂ型）
構内用輸送容器（ＮＦＴ－２２Ｂ型）については，以下の書類（既存評価）にて７×７燃料，８×８燃料，新型８×８燃料，新型８×８ジルコニウムライナ燃料，高燃焼度８×８燃料及び９×９燃料の運搬に係わる安全機能が評価されている。このため既存評価を適用することとする。
・核燃料輸送物設計変更承認申請書（NFT-22B 型）（平成 22 年 10 月 28 日申請，原燃輸送株式会社）

Ⅱ-2-31-1

・核燃料輸送物設計変更承認申請書の一部補正について（NFT-22B 型）（平成 24 年 1 月 13 日申請，原燃輸送株式会社）
2.31.4 除熱(1) 構内用輸送容器（ＮＦＴ－１２Ｂ型）
除熱については，以下の既存評価により確認している。
・核燃料輸送物設計変更承認申請書（NFT-12B型）（平成 29 年 1 月 10 日申請，原燃輸送株式会社）
６号機漏えい燃料の輸送時の除熱については，以下の既存評価が適用可能であることを確認している。
・福島第一原子力発電所特定原子力施設に係る実施計画Ⅱ 特定原子力施設の設計，設
備 2.11 使用済燃料プールからの燃料取り出し設備（添付資料-2-1-3）(2) 構内用輸送容器（ＮＦＴ－２２Ｂ型）
除熱については，以下の既存評価により確認している。
・核燃料輸送物設計変更承認申請書（NFT-22B型）（平成 22 年 10 月 28 日申請，原燃輸送株式会社）
・核燃料輸送物設計変更承認申請書の一部補正について（NFT-22B 型）（平成 24 年 1 月 13 日申請，原燃輸送株式会社）
2.31.5 密封(1) 構内用輸送容器（ＮＦＴ－１２Ｂ型）
密封については，以下の既存評価により確認している。
・核燃料輸送物設計変更承認申請書（NFT-12B型）（平成 29 年 1 月 10 日申請，原燃輸送株式会社）
６号機漏えい燃料の輸送時の密封については，以下の既存評価が適用可能であることを確認している。
・福島第一原子力発電所特定原子力施設に係る実施計画Ⅱ 特定原子力施設の設計，設
備 2.11 使用済燃料プールからの燃料取り出し設備（添付資料-2-1-3）(2) 構内用輸送容器（ＮＦＴ－２２Ｂ型）
密封については，以下の既存評価により確認している。
・核燃料輸送物設計変更承認申請書（NFT-22B 型）（平成 22 年 10 月 28 日申請，原燃輸送株式会社）

Ⅱ-2-31-2

・核燃料輸送物設計変更承認申請書の一部補正について（NFT-22B 型）（平成 24 年 1 月 13 日申請，原燃輸送株式会社）
2.31.6 遮へい(1) 構内用輸送容器（ＮＦＴ－１２Ｂ型）
遮へいについては，以下の既存評価により確認している。
・核燃料輸送物設計変更承認申請書（NFT-12B 型）（平成 29 年 1 月 10 日申請，原燃輸送株式会社）
６号機漏えい燃料の輸送時の遮へいについては，以下の既存評価が適用可能であることを確認している。
・福島第一原子力発電所特定原子力施設に係る実施計画Ⅱ 特定原子力施設の設計，設
備 2.11 使用済燃料プールからの燃料取り出し設備（添付資料-2-1-3）(2) 構内用輸送容器（ＮＦＴ－２２Ｂ型）
遮へいについては，以下の既存評価により確認している。
・核燃料輸送物設計変更承認申請書（NFT-22B 型）（平成 22 年 10 月 28 日申請，原燃輸送株式会社）
・核燃料輸送物設計変更承認申請書の一部補正について（NFT-22B 型）（平成 24 年 1 月 13 日申請，原燃輸送株式会社）
2.31.7 臨界防止
(1) 構内用輸送容器（ＮＦＴ－１２Ｂ型）
臨界防止については，以下の既存評価により確認している。
・核燃料輸送物設計変更承認申請書（NFT-12B 型）（平成 29 年 1 月 10 日申請，原燃輸送株式会社）
６号機漏えい燃料の輸送時の臨界防止については，以下の既存評価が適用可能であることを確認している。
・福島第一原子力発電所特定原子力施設に係る実施計画Ⅱ 特定原子力施設の設計，設
備 2.11 使用済燃料プールからの燃料取り出し設備（添付資料-2-1-3）(2) 構内用輸送容器（ＮＦＴ－２２Ｂ型）
臨界防止については，以下の既存評価により確認している。
・核燃料輸送物設計変更承認申請書（NFT-22B 型）（平成 22 年 10 月 28 日申請，原燃輸送株式会社）

Ⅱ-2-31-3

・核燃料輸送物設計変更承認申請書の一部補正について（NFT-22B 型）（平成 24 年 1 月 13 日申請，原燃輸送株式会社）
2.31.8 構造強度
(1) 構内用輸送容器（ＮＦＴ－１２Ｂ型）
構造強度については，以下の既存評価により確認している。
・核燃料輸送物設計変更承認申請書（NFT-12B 型）（平成 29 年 1 月 10 日申請，原燃輸送株式会社）
６号機漏えい燃料の輸送時の構造強度については，以下の既存評価が適用可能であることを確認している。
・福島第一原子力発電所特定原子力施設に係る実施計画Ⅱ 特定原子力施設の設計，設
備 2.11 使用済燃料プールからの燃料取り出し設備（添付資料-2-1-3）(2) 構内用輸送容器（ＮＦＴ－２２Ｂ型）
構造強度については，以下の既存評価により確認している。
・核燃料輸送物設計変更承認申請書（NFT-22B 型）（平成 22 年 10 月 28 日申請，原燃輸送株式会社）
・核燃料輸送物設計変更承認申請書の一部補正について（NFT-22B 型）（平成 24 年 1 月 13 日申請，原燃輸送株式会社）
2.31.9 添付資料
添付資料－１ ６号機漏えい燃料取り出しに用いる構内用輸送容器について

Ⅱ-2-31-4

添付資料－１
６号機漏えい燃料取り出しに用いる構内用輸送容器について
1

はじめに「福島第一原子力発電所特定原子力施設に係る実施計画Ⅱ 特定原子力施設の設計，設備

2.11 使用済燃料プールからの燃料取り出し設備」では，構内用輸送容器（ＮＦＴ－１２Ｂ型）による４号機漏えい燃料取り出しについて評価をしている。
６号機使用済燃料プールに保管されている漏えい燃料取り出しにおいては，４号機漏えい燃料取り出しと同様に構内用輸送容器（ＮＦＴ－１２Ｂ型）を用いる。
４号機漏えい燃料取り出しにおける評価を６号機漏えい燃料取り出しに適用可能か検討
し，構内用輸送容器（ＮＦＴ－１２Ｂ型）による６号機漏えい燃料取り出しが可能であるか確認した。その結果を以下に示す。
2

６号機漏えい燃料
６号機漏えい燃料（１体）は，原子炉停止後シッピング検査により漏えいが確認された燃料である。震災前に超音波装置を用いて漏えい燃料棒が特定されている。またファイバースコープ装置による漏えい燃料棒の観察の結果，異物の混入，変形，腐食や損傷等の異常は認められなかった。
3

評価項目について４号機漏えい燃料取り出しに用いる構内用輸送容器の評価について，除熱評価，遮へい評価，臨界防止評価，構造強度評価，密封評価，構内用輸送容器の落下評価，の６項目を評価している。
上記評価について，４号機の評価条件が適用可能か検討を行った。
3.1

除熱評価

４号機漏えい燃料と６号機漏えい燃料の比較を表３．１に示す。４号機漏えい燃料棒が２本であるのに対して６号機漏えい燃料棒は１本であること，及び４号機漏えい燃料２体いずれと比較しても６号機漏えい燃料は平均燃焼度が低く冷却期間が長いことから，６号
機漏えい燃料棒１本分の崩壊熱量は４号機漏えい燃料棒２本分の崩壊熱量より小さくなる。
したがって，４号機の除熱評価を６号機の除熱評価に適用可能である。

Ⅱ-2-31-添 1-1

表３.１ ４号機漏えい燃料及び６号機漏えい燃料の燃料仕様の比較
４号機漏えい燃料

４号機漏えい燃料

６号機漏えい燃料（Ｆ４ＵＮ４）（Ｆ４ＵＮ２２）（Ｆ６ＳＮ５５）

燃料タイプ

９×９Ｂ型

９×９Ｂ型

９×９Ｂ型

漏えい燃料棒数

１本

１本

１本

平均燃焼度

33212 MWd/t

冷却期間22883 MWd/t※12348 日

ペレット最高濃縮度

1974 MWd/t※22891 日
4.9 wt%7504 日※3
4.9 wt%※1 炉停止日２００８年３月２８日から２０１４年９月１日までの日数※2 炉停止日２００６年１０月２日から２０１４年９月１日までの日数※3 炉停止日２００１年５月１６日から２０２１年１２月１日までの日数
3.2

遮へい評価

４号機漏えい燃料と６号機漏えい燃料の比較を表３．１に示す。４号機漏えい燃料棒が２本であるのに対して６号機漏えい燃料棒は１本であること，及び４号機漏えい燃料２体いずれと比較しても６号機漏えい燃料は平均燃焼度が低く冷却期間が長いことから，６号
機漏えい燃料棒１本分の線源強度は４号機漏えい燃料棒２本分の線源強度より小さくなる。
したがって，４号機の遮へい評価を６号機の遮へい評価に適用可能である。
3.3

臨界防止評価４号機漏えい燃料における臨界防止評価では，漏えい燃料２体を収納した条件で評価している。６号機漏えい燃料は１体であるため，６号機漏えい燃料における臨界防止評価は４号機における評価に包含される。
したがって，４号機の臨界防止評価を６号機の臨界防止評価に適用可能である。
3.4

構造強度評価６号機燃料輸送のハンドリングフローは，４号機燃料輸送と同様であることを確認している。また，設計事象の中で使用する衝撃加速度のパラメータにおいても，４号機燃料輸送と差異がないことを確認している。
したがって，４号機の構造強度評価を６号機の構造強度評価に適用可能である。
3.5

密封評価

密封評価にあたっては，構造強度評価及び除熱評価の結果から，構内用輸送容器の密封性能が維持されることを確認する。６号機の構造強度及び除熱評価については，それぞれ４号機の評価が適用可能であることを確認している。
したがって，４号機の密封評価を６号機の密封評価に適用可能である。
Ⅱ-2-31-添 1-2

3.6

構内用輸送容器の落下評価

構内用輸送容器の取扱い中に何らかの原因で構内用輸送容器が落下して密封境界が破損し放射性物質が環境に放出されることを想定して，敷地境界外の実効線量を評価する。
3.6.1 核分裂生成物の放出量
構内用輸送容器が落下して，構内用輸送容器に収納された燃料集合体１２体が破損するものと仮定する。６号機９×９健全燃料と核燃料輸送物設計承認書（以下ＳＡＲ）の９×９燃料（ＮＦＴ－１２Ｂ型の燃料仕様）を比較検討する（表３.６－１）。６号機９×９健
全燃料は平均燃焼度が低く冷却期間が長いため，ＳＡＲ９×９燃料より放射能強度が小さくなる。したがって，ＳＡＲ９×９燃料が安全側の評価となるため，ＳＡＲ９×９燃料を元に大気中への放出量を決定する（表３.６－２）。また，以下の評価条件については４号機の評価と同様とする。
(1) 破損した燃料棒のギャップ内核分裂生成物の全量が構内用輸送容器内に放出されるものとする。破損した燃料棒のギャップ内核分裂生成物の存在量については，半減期の長い核種の放出が支配的であることを考えて，破損した燃料棒内の全蓄積量に対して希ガス（Ｋｒ－８５）及びよう素（Ｉ－１２９）それぞれ３０％とする。
(2) 放出された希ガスは，全量が構内用輸送容器から大気中へ移行するものとする。
(3) 放出されたよう素は，全量が構内用輸送容器から大気中へ移行するものとし，構内用輸送容器に内包する水による除去はないものとする。
上記の条件をもとに計算した核分裂生成物の大気中への放出量は表３.６－２の通りである。
表３.６－１ ６号機９×９健全燃料とＳＡＲ９×９燃料の比較
ＳＡＲ９×９燃料（ＮＦＴ－１２Ｂ型）

６号機９×９健全燃料

最高燃焼度

55000 MWd/t50151 MWd/t

平均燃焼度50000 MWd/t

49087 MWd/t※1

冷却期間760 日

4127 日※2

放射能強度

1.19×1017 Bq-※１ ６号機９×９健全燃料の燃焼度上位１２体の平均値※２ 炉停止日２０１０年８月１４日から２０２１年１２月１日までの日数
表３.６－２ 核分裂生成物の大気中への放出量
放射性ガス

放出量

希ガス

約 2.5×1014 Bq

よう素

約 1.1×109 Bq

Ⅱ-2-31-添 1-3

3.6.2 線量当量の評価
敷地境界外における実効線量は，次に述べる内部被ばくによる実効線量及び外部被ばくによる実効線量の和として計算する。なお，実効線量の評価式中の相対濃度χ／Ｑ及び相対線量Ｄ／Ｑは，「Ⅱ2.1 原子炉圧力容器・格納容器注水設備添付資料 5 別紙 1」に記載の主蒸気管破断（地上放出）と同じ条件で求めた値を適用する（表３.６－３）。
よう素の内部被ばくによる実効線量ＨI（Sv）は，（3.1）式で計算する。
ＨＩ = Ｒ・Ｈ・χ／Ｑ・ＱＩ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・（3.1）
ここで，
Ｒ：呼吸率（m3/s）「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針」の活動中の呼吸率を秒当たりに換算して用いる。
（小児：0.31 m3/h，成人：1.2 m3/h）

Ｈ：よう素（I-129）を 1 Bq 吸入した場合の実効線量は ICRP Publ.72の値を用いる。
（小児：2.0×10-7 Sv/Bq，成人：9.6×10-8 Sv/Bq）

χ／Ｑ：相対濃度（s/m3）

ＱI：よう素の大気放出量（Bq）

希ガスのγ線外部被ばくによる実効線量Ｈγ（Sv）は，（3.2）式で計算する。
Ｈγ = Ｋ・Ｄ／Ｑ・ＱＫ・Ｅγ／0.5・・・・・・・・・・・・・・・・・（3.2）
ここで，Ｋ：空気吸収線量から実効線量への換算係数（1 Sv/Gy）

Ｄ／Ｑ：相対線量（Gy/Bq）

ＱＫ：希ガスの大気放出量（Bq）

Ｅγ：γ線実効エネルギー「被ばく計算に用いる放射線エネルギー等について」を用いる。（0.0022 MeV）

また，希ガスのβ線外部被ばくによる実効線量Ｈβ（Sv）は，（3.3）式で計算する。
Ｈβ = 6.2×10-14・χ／Ｑ・ＱＫ・Ｅβ・ＷＴＳ・・・・・・・・・・・・（3.3）
ここで，
χ／Ｑ

：相対濃度（s/m3）

ＱＫ：希ガスの大気放出量（Bq）

Ｅβ：β線実効エネルギー「被ばく計算に用いる放射線エネルギー等について」を用いる。（0.251MeV）

ＷＴＳ：皮膚の組織荷重係数は ICRP Publ.60 の値を用いる。（0.01）

Ⅱ-2-31-添 1-4表３.６－３ ６号機の相対濃度（χ／Ｑ）及び相対線量（Ｄ／Ｑ）
相対濃度

4.3×10-5 s/m3

相対線量4.9×10-19 Gy/Bq

敷地境界外の実効線量を評価した結果は表３.６－４の通りである。４号機と同様，公衆に与える放射線被ばくのリスクは十分に小さいものと考えることができる。
表３.６－４ 構内用輸送容器の落下時の実効線量
小児

成人

よう素のγ線による実効線量

8.2×10mSv

1.6×10-3 mSv

希ガスのγ線による実効線量

5.4×10-4 mSv

5.4×10-4 mSv

希ガスのβ線による実効線量

1.7×10-3 mSv

1.7×10-3 mSv

実効線量（合計）

3.1×10-3 mSv

3.8×10-3 mSv

4-4

結論「福島第一原子力発電所特定原子力施設に係る実施計画Ⅱ 特定原子力施設の設計，設備2.11 使用済燃料プールからの燃料取り出し設備」にて評価された事項が，６号機漏えい燃料取り出しの評価に適用可能である。したがって，構内用輸送容器（ＮＦＴ－１２Ｂ型）による６号機漏えい燃料取り出しが可能である。

Ⅱ-2-31-添 1-5