2.12

使用済燃料共用プール設備

2.12.1

基本設計

2.12.1.1

設置の目的

使用済燃料共用プール設備は，燃料の適切な貯蔵を目的として運用補助共用施設内に設け，燃料貯蔵設備と燃料取扱設備等で構成する。
燃料貯蔵設備は，使用済燃料共用プール（以下，「共用プール」という。），共用プール冷却浄化系，共用プール補機冷却系，共用プール補給水系等で構成する。
共用プール冷却浄化系は，ポンプ，熱交換器，ろ過脱塩装置，補助機器等で構成する。
燃料取扱設備は，燃料取扱装置及び共用プールで取り扱う構内用輸送容器，使用済燃料
乾式貯蔵容器（以下，「乾式貯蔵キャスク」という。
）及び使用済燃料輸送貯蔵兼用容器（以下，「輸送貯蔵兼用キャスク」という。
）で構成する。なお，これら容器については，「Ⅱ.2.11」，「Ⅱ.2.13」及び「Ⅱ.2.31」に記載する。
その他設備として天井クレーン，使用済燃料輸送容器除染設備，共用プール建屋廃液移送系等がある。
また，共用プールに，1～4 号機原子炉建屋内の使用済燃料プールに貯蔵中の使用済燃料
及び新燃料，5,6 号機原子炉建屋内の使用済燃料プール及び炉内に貯蔵中の使用済燃料（合計 5,936 体※)の受け入れを計画している。
その中には，震災前から使用済燃料プールに貯蔵されている変形燃料や破損燃料，震災時に破損した可能性のある燃料が含まれている。変形燃料の貯蔵にあたっては，変形の程度に対して，物理的に貯蔵できるとともに，臨界を防止することが必要である。また破損
燃料の貯蔵にあたっては，破損形態に応じて，放射性物質の拡散を抑制するとともに，燃料の形状が維持されていない場合でも臨界を防止することが必要である。
このため，上記の燃料の貯蔵を目的とした使用済燃料貯蔵ラックを設置する。
なお，5,6 号機原子炉建屋内の使用済燃料プールに貯蔵中の使用済燃料及び新燃料を除く
炉内燃料の共用プールへの受け入れ計画を踏まえて，使用済燃料乾式キャスク仮保管設備（「Ⅱ.2.13」に記載）の増設を計画している。
※

5,6 号機原子炉建屋内に貯蔵中の新燃料は含まない

2.12.1.2要求される機能

原則，「発電用軽水型原子炉施設に関する安全設計審査指針」指針 49 から 51 に適合すること。

Ⅱ-2-12-1

2.12.1.3

設計方針(1) 未臨界性
共用プールは，容量いっぱいに燃料集合体を収容した場合でも，通常時はもちろん，予想される外的条件が加わっても未臨界性を確保できる設計とする。
(2) 冷却及び浄化能力
共用プール冷却浄化系は，共用プール内に貯蔵する使用済燃料から発生する崩壊熱を除去でき，かつ共用プール水の不純物を除去できる能力を持つ設計とする。
使用済燃料の崩壊熱は，共用プール冷却浄化系の熱交換器によって，共用プール補機冷却系へ伝えられ，同系の空気冷却器によって大気に伝えられる設計とする。
(3) 非常用補給能力
津波等により外部電源が喪失した場合にも，共用プール補給水系を用いて共用プール水の補給ができる設計とする。
(4) 貯蔵容量
炉心全装荷量（1～6 号機炉心全装荷量の合計）の約 200%貯蔵できる容量を超えない容量とする。
(5) 遮へい
共用プール及びキャスク・ピット内の壁面及び底部はコンクリート壁による遮へいを施すとともに，使用済燃料の上部には十分な水深を保つことにより，遮へい効果を有する設計とする。
燃料取扱装置は，構内用輸送容器，乾式貯蔵キャスクまたは輸送貯蔵兼用キャスクと共用プール間の使用済燃料の移送操作及び収容操作が，使用済燃料の遮へい及び熱除去を考慮して，水面下で行うことができる設計とする。
(6) 漏えい防止及び漏えい検知
共用プール水の漏えいを防止するため，共用プール及びキャスク・ピットには排水口を設けない設計としている。また，共用プールに接続された配管が破損しても，共用プール
水が流出しない設計としている。
また，万一の共用プール・ライニングの想定される破損による漏えいを検知するため漏えい水検出計及び水位警報装置を設ける。
(7) 構造強度
燃料取扱装置及び貯蔵設備は，地震荷重等の適切な組合せを考慮しても強度上耐え得るように設計する。
また，共用プールのライニングは，万一の燃料集合体の落下時にも共用プールの機能を失うような損傷を生じない設計とする。

Ⅱ-2-12-2

(8) 落下防止
使用済燃料貯蔵ラック上には，重量物を吊った天井クレーンは通過させないようにし，重量物の貯蔵燃料への落下を防止できる設計とする。
燃料取扱装置の燃料つかみ機は，二重のワイヤや種々のインター・ロックを設け，また天井クレーンの主要要素は種々の二重化を施すことにより移送中の燃料集合体等の落下を防止できる設計とする。
(9)

除染

構内用輸送容器等の除染ができるようにする。
(10)

被ばく低減

燃料取扱装置及び燃料貯蔵設備は，放射線業務従事者の被ばくを合理的に達成できる限り低くするため，運用補助共用施設の建屋内に設置し，換気空調設備を有する設計とする。
(11)

燃料取扱場所のモニタリング

燃料取扱場所は，崩壊熱の除去能力の喪失に至る状態及び過度の放射線レベルを検出できるとともに，これを適切に放射線業務従事者に伝える設計とする。
(12)

格納及び空気浄化

貯蔵設備は運用補助共用施設の建屋内に設置し，換気空調設備を有する設計とする。
(13)

試験可能性

燃料取扱装置及び燃料貯蔵設備のうち安全機能を有する構築物，系統及び機器は，定期的に試験及び検査ができる設計とする。
(14)

火災防護

共用プール施設は，火災により共用プール施設の安全性が損なわれないようにする。
2.12.1.4

供用期間中に確認する項目(1)

共用プール水温が 65℃以下であること。

(2)

共用プールへ冷却水を補給できること。

(3)

共用プールがオーバーフロー水位付近にあること。

2.12.1.5

主要な機器

運用補助共用施設平面図を図２．１２－１～５に，共用プール概要図を図２．１２－６，
７に示す。
(1)

共用プール

a. 共用プールは，鉄筋コンクリート造の設備で運用補助共用施設内にあり，1～6 号機原子炉建屋内の使用済燃料プールまたは炉内で 19 ヶ月以上冷却された使用済燃料（7×7
燃料※1，8×8 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）及び 1～4 号機原子炉建屋内の使用済燃料プール内の新燃料（9Ⅱ-2-12-3

×9 燃料※2）を貯蔵し，貯蔵容量は炉心全装荷量（1～6 号機炉心全装荷量の合計）の
約 200%である。なお，乾式貯蔵キャスク仕立て時に発生するチャンネルボックス等も共用プールに貯蔵する。
※1

共用プール内の使用済燃料貯蔵ラックにおける未臨界性の評価は，使用済燃料の中性子無限増倍率を新
燃料およびいかなる燃焼度の燃料を貯蔵しても十分安全側の評価を得るように 1.30 を仮定している。7×7 燃料の炉心内装荷状態における燃料未照射状態から燃料寿命末期において最も大きい中性子無限増
倍率は 1.30 を下回るため，既存の評価に包含される。従って，7×7 燃料を燃料貯蔵ラックに貯蔵した
場合でも臨界にはならない。なお，４号機の使用済燃料貯蔵プールに存在する 7×7 燃料は，チャンネ
ルボックス等の変形により使用済燃料貯蔵ラック（90 体）に貯蔵する事は適さないため，使用済燃料貯蔵ラック（49 体）に貯蔵する。

※2

使用済 9×9 燃料を共用プール内の燃料貯蔵ラックに貯蔵した場合の未臨界性は既存の設置許可において確認されている。使用済 9×9 燃料の未臨界評価においては，燃料未照射状態から燃料寿命末期において最も反応度が高い状態を包絡するような評価を行っていることから，新燃料を燃料貯蔵ラックに貯蔵した場合でも臨界にはならない。

b. 使用済燃料貯蔵ラックは，ステンレス鋼を使用するとともに，適切な燃料間距離を保持することにより，容量いっぱいに燃料を収容し，共用プール水温及びラック内燃料貯蔵位置等について想定される厳しい状態を仮定しても実効増倍率が 0.95 以下となる設計としている。また，使用済燃料貯蔵ラックの一部については，使用済燃料収納缶に入れた燃料を使用済燃料収納缶ごと貯蔵できる設計とする。使用済燃料収納缶は，変形，または破損燃料を使用済燃料収納缶内に収納して取扱うための吊上げ機能をもち，また燃料の形状が維持されていない場合でも放射性物質の拡散を抑制する。
c. 共用プール，キャスク・ピット壁の厚さ及び水深は遮へいを考慮して十分確保し，内面はステンレス鋼でライニングするとともに排水口を設けないことにより漏えいを防止している。また，万一の共用プール・ライニング及びキャスク・ピット・ライニン
グの想定される破損による漏えいを検知するため，漏えい水検出計及び水位警報装置を設ける。
d. 燃料取扱場所においてガンマ線レベルを連続的に監視し，線量率が設定値を超えた場
合には燃料取扱場所に警報を発するエリア放射線モニタを設ける。
e. キャスク・ピットは，共用プールの横に別個に設け，万一のキャスクの落下事故の場
合にも，共用プールの機能を喪失しない設計としている。また，万一の燃料集合体の落下時にも共用プールのライニングは機能を喪失しない設計としている。
(2)

共用プール冷却浄化系
共用プール冷却浄化系は，使用済燃料からの崩壊熱を共用プール補機冷却系により熱交換器で除去して共用プール水を冷却するとともに，ろ過脱塩装置で共用プール水をろ過脱塩して，共用プール及びキャスク・ピット水の純度及び透明度を維持する。
共用プール冷却浄化系は，1～6 号機原子炉建屋内の使用済燃料プールまたは炉内に 19

Ⅱ-2-12-4

ヶ月以上冷却された使用済燃料及び炉内燃料を年間 900 体ずつ貯蔵容量いっぱいまで受入れた場合の使用済燃料から発生する崩壊熱の合計として定義する通常最大熱負荷を，この系の熱交換器で除去し，1 系列で共用プール水温がコンクリートの制限温度 65℃を超えない，また 2 系列で共用プール水温が現場作業環境を考慮した温度 52℃を超えない設計としている。
共用プールからスキマせきを越えてスキマ・サージ・タンクに流出する共用プール水は，ポンプで昇圧し，ろ過脱塩装置，熱交換器を通した後，共用プールのディフューザから吐出する設計としている。
共用プールに入る配管には逆止弁を設け，サイフォン効果により共用プール水が流出しない設計としている。
共用プール冷却浄化系は，スキマせきを越えてスキマ・サージ・タンクに流出する水をポンプで循環させるので，この系の破損時にも燃料プール水位はスキマせきより低下することはない。
なお，ろ過脱塩装置より発生する使用済イオン交換樹脂は，運用補助共用施設内の本設の沈降分離タンク（共用プールの設備寿命を 40 年として，発生する使用済イオン交換樹
脂を収容できる容量として設計されている）で保管する。
また，本系統の電源は，外部電源喪失時に非常用所内電源からの受電が可能となっている。
(3)

共用プール補機冷却系

共用プール補機冷却系は，共用プールで発生する崩壊熱等を共用プール冷却浄化系の熱交換器等によって冷却除去するとともに，この系の空気冷却器によって大気へ伝える。
また，本系統の電源は，外部電源喪失時に非常用所内電源からの受電が可能となっている。
(4)

共用プール補給水系

共用プール補給水系は，通常時及び異常時に共用プール補給水貯蔵槽から共用プール補給水ポンプで昇圧し，共用プール水を補給する。
外部電源が喪失した場合にも，共用プール補給水系を用いて，共用プールへ水の補給ができる。また，長期停止した場合も消防車により共用プールへ水の補給が可能である。
なお，消防車については，ろ過水タンク等（ろ過水タンク: T.P.約 39m，純水タンク: T.P.
約 8m）の真水を水源とする。
(5)

燃料取扱装置

燃料取扱装置は，共用プール及びキャスク・ピットの上に設ける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。
また，燃料つかみ機は，二重のワイヤや種々のインター・ロックを設ける。燃料取扱作業による放射線業務従事者の被ばくを低減するため，燃料取扱装置は，遠隔自動で運転できるようにしている。

Ⅱ-2-12-5

(6)天井クレーン

天井クレーンは，構内用輸送容器，乾式貯蔵キャスクまたは輸送貯蔵兼用キャスクの運搬等に使用する。
また，天井クレーンの主要要素は，種々の二重化（主巻装置のワイヤーロープ，ドラム等）を施しており，使用済燃料貯蔵ラック上には，重量物を通過させないように，天井ク
レーンにインター・ロックが設けられている。
(7)

使用済燃料輸送容器除染設備

使用済燃料輸送容器除染設備は，構内用輸送容器，乾式貯蔵キャスクまたは輸送貯蔵兼用キャスクの除染を行うため，共用プールに隣接して設けている。
(8)

燃料貯蔵区域換気空調系

燃料貯蔵区域換気空調系は，送・排風機，フィルタ等で構成する。共用プールの管理区域に供給された空気は，フィルタを通した後，排風機により排気口から大気に放出する。
(9)

使用済燃料輸送容器保管エリア

使用済燃料装填前あるいは装填後の構内用輸送容器，乾式貯蔵キャスク及び輸送貯蔵兼用キャスクを必要に応じて一時保管するため，運用補助共用施設内に使用済燃料輸送容器
保管エリアを設けている。
(10)

電源

使用済燃料共用プール設備の電源は所内高圧母線から受電できる構成とする。また，外部電源喪失の場合でも，非常用所内電源からの供給が可能な構成とする。
なお，全交流電源喪失の場合でも電源車（「Ⅱ.2.7」に記載）により，使用済燃料共用プール注水機能を維持する機器に対して電源を供給できる構成とする。
(11)

共用プール建屋廃液移送系

共用プール建屋廃液移送系はポンプ，タンク，配管等で構成され，運用補助共用施設内で発生する廃液を雑固体廃棄物減容処理建屋（以下，高温焼却炉建屋）へ移送する。
2.12.1.6

自然災害対策等(1) 津波東北地方太平洋沖地震では，共用プール冷却浄化系，共用プール補機冷却系及び共用プール補給水系について，地下階に設置されていた電源設備以外のポンプ等の設備は床面より高い位置に設置されていたことにより被害は生じなかったが，地下階に設置されていた
電源盤等が浸水による被害を生じたため冷却機能を喪失した。
このため，余震により想定される津波対策としての仮設防潮堤の設置に加え，建屋の防水性向上対策等を行う。
先ずは地下階の防水性向上対策としてトレンチ開口部を閉塞し，地下階の電源盤等の浸水による電源喪失リスクを低減させることで，冷却機能喪失リスクを低減している。また，建屋の浸水を抑えるために床・壁等の開口部の防水性向上対策を行っている。

Ⅱ-2-12-6

屋外に設置している共用プール建屋廃液移送系の一部配管は仮設防潮堤内に設置する。
また，仮設防潮堤の高さを上回る津波の襲来に備え，大津波警報が出た際は廃液移送設備を停止することにより，設備損傷による影響が最小限になるよう対策を図る。
(2) 火災復旧した火災報知設備及び消火設備により，火災の早期検知，消火活動の円滑化を図る。
(3) 台風・竜巻
使用済燃料共用プール設備（共用プール建屋廃液移送系を除く）は，屋内に設置してあるため，台風・竜巻の影響を受けない。共用プール建屋廃液移送系は配管の一部を屋外に設置しているため，台風・竜巻時は移送設備の停止等を行い，設備損傷による影響が最小限になるよう対策を図る。
(4) 環境条件
使用済燃料共用プール設備は基本的に東北地方太平洋沖地震において被災した設備を復旧する計画としている。復旧後は以下の保守管理を実施し，設備の維持を図る。
・燃料取扱装置，天井クレーンについては使用前の点検及び定期的な点検を実施する。
・共用プール冷却浄化系，共用プール補機冷却系，共用プール補給水系，共用プール建
屋廃液移送系，建屋躯体等については，当面は，定期的な巡視点検において状態を監視し，異常の兆候が確認された場合に対応を行うこととしている。
2.12.1.7

構造強度及び耐震性

使用済燃料共用プール設備の構造強度及び耐震性は以下の工事計画認可申請書等により確認している。ただし，共用プール建屋廃液移送系の一部配管を除く（添付資料－１１参照）。
工事計画認可申請書（6資庁第2935号 平成6年4月27日認可）
工事計画届出書（総文発官 5 第 1218 号 平成 6 年 4 月 13 日届出）
運用補助共用施設共用プール棟の耐震壁および使用済燃料共用プール躯体について，基準
地震動 Ss による耐震安全性評価を実施し，問題のないことを確認している。

2.12.1.8

機器の故障への対応(1) 共用プール冷却浄化系の機器の単一故障
a. 共用プール冷却浄化系又は共用プール補機冷却系ポンプ故障
共用プール冷却浄化系又は共用プール補機冷却系ポンプが故障した場合は，現場に移動し，待機ポンプの起動を行い，使用済燃料共用プールの循環冷却を再開する。
b. 電源喪失
共用プール冷却浄化系の電源が外部電源喪失や所内電源喪失により喪失した場合，電Ⅱ-2-12-7

源の復旧に長時間を要しない場合は，電源の復旧により使用済燃料共用プールの循環冷却を再開する。
共用プール冷却浄化系ポンプ及び共用プール補給水ポンプの電源の復旧に長時間を要する場合は，予め免震重要棟付近（T.P.約 35m）に待機している電源車を用いて共用
プール補給水系の電源を復旧し，使用済燃料共用プールへの注水を行うと共に，必要に応じて予め免震重要棟西側(T.P.約 35m)に待機している消防車の配備を行い，直接プールに注水を行うことにより，プール水位の異常な低下を防止する。
(2) 共用プール冷却浄化系の複数の系統・機器の同時機能喪失
地震，津波等により，万が一，共用プール冷却機能の複数の系統や機器の機能が同時に喪失した場合には，現場状況に応じて，予め免震重要棟西側(T.P.約 35m)に待機している消防車の配備を行い，プール水位の異常な低下を防止する。共用プール冷却機能が停止してから，燃料の露出を確実に防止でき且つ水遮へいが有効とされる使用済燃料の有
効燃料頂部の上部 2m に至るまでは最短でも約 19 日であることから，使用済燃料プールの冷却を確保することは可能である。
(3) 冷却機能喪失事象に対する評価
共用プール冷却機能の喪失評価を添付資料―６に示す。
(4) 燃料集合体の落下
燃料集合体の落下評価を添付資料―７に示す。

Ⅱ-2-12-8

2.12.2

基本仕様

2.12.2.1

要求仕様

以下に要求仕様を示す。なお，福島第一原子力発電所

原子炉設置許可申請書に機器仕様を記載されているものは機器名称に※を記載する。
(1) 使用済燃料共用プール
容量6734 体（使用済燃料共用プールについては，以下の工事計画認可申請書により確認している。
工事計画認可申請書（6 資庁第 2935 号 平成 6 年 4 月 27 日認可））(2) 使用済燃料貯蔵ラック
容

量

90 体

個

数

74

（使用済燃料貯蔵ラックについては，以下の工事計画認可申請書により確認している。
工事計画認可申請書（6 資庁第 2935 号 平成 6 年 4 月 27 日認可））(3) 使用済燃料貯蔵ラック
容

量

49 体

個

数

1

(4) 使用済燃料貯蔵ラック
容

量

25 体

個

数

1

(5) 使用済燃料収納缶（小）
個

数

48

(6) 使用済燃料収納缶（大）
個

数

25

(7) 共用プール冷却浄化系
a. ポンプ※台

数3（うち 1 台は予備）

容量

約 500m3/h/台（ポンプについては，以下の工事計画認可申請書により確認している。
工事計画認可申請書（6 資庁第 2935 号 平成 6 年 4 月 27 日認可））

Ⅱ-2-12-9

b. 熱交換器※
基

数

交換熱量

2
約 3.3MW/基（約 2.8×106kcal/h/基）（熱交換器については，以下の工事計画認可申請書により確認している。
工事計画認可申請書（6 資庁第 2935 号 平成 6 年 4 月 27 日認可））
c. ろ過脱塩装置※
形式

圧力プリコート形

基

数

2

容

量

約 200m3/h/基（ろ過脱塩装置については，以下の工事計画認可申請書により確認している。
工事計画認可申請書（6 資庁第 2935 号 平成 6 年 4 月 27 日認可））

Ⅱ-2-12-10

表２．１２－１ 共用プール冷却浄化系 主要配管仕様
名

称

仕

様

スキマ・サージ・タンクから共用プール冷却浄化系ポンプまで

外径／厚さ（mm）
267.4／9.3
材質
SUS304TP／STS422
最高使用圧力（kg/cm ） 静水頭／14.0
最高使用温度（℃）
66

共用プール冷却浄化系ポン
プから共用プール冷却浄化
系熱交換器まで

外径／厚さ（mm）

共用プール冷却浄化系熱交換器から使用済燃料共用プールへ

外径／厚さ（mm）
267.4／9.3
材質
SUS304 TP
最高使用圧力（kg/cm2） 14.0
最高使用温度（℃）
66

ポンプ出口配管から共用プ
ール冷却浄化系ろ過脱塩器まで

外径／厚さ（mm）
165.2／7.1
材質
SUS304TP／STS42／STPT38
最高使用圧力（kg/cm2） 14.0
最高使用温度（℃）
66

共用プール冷却浄化系ろ過
脱塩器からポンプ出口配管
まで

外径／厚さ（mm）

165.2／7.1
216.3／8.2
267.4／9.3
材質
SUS304 TP／STS42
最高使用圧力（kg/cm2） 14.0
最高使用温度（℃）
66139.8／6.6
165.2／7.1
材質
SUS304TP
2
最高使用圧力（kg/cm ） 14.0
最高使用温度（℃）
66（主要配管については，以下の工事計画認可申請書により確認している。
工事計画認可申請書（6 資庁第 2935 号 平成 6 年 4 月 27 日認可））(8) 共用プール補給水系
a. 共用プール補給水貯蔵槽※
基

数

1

容

量

約 430m3

主要部材質

ステンレス鋼ライニング

b. ポンプ※
台

数

2

容

量

約 30m3/h/台

Ⅱ-2-12-11

(9) 共用プール補機冷却系
a. ポンプ※台

数3（うち 1 台は予備）容量

約 650m3/h/台（ポンプについては，以下の工事計画認可申請書により確認している。
工事計画認可申請書（6 資庁第 2935 号 平成 6 年 4 月 27 日認可））
b. 空気冷却器※
基数

2
約 3.3MW/基（約 2.9×106kcal/h/基）

交換熱量（空気冷却器については，以下の工事計画認可申請書により確認している。
工事計画認可申請書（6 資庁第 2935 号 平成 6 年 4 月 27 日認可））表２．１２－２ 共用プール補機冷却系 主要配管仕様
名称

仕

共用プール補機冷却ポンプから共用プール冷却浄化系
熱交換器まで

外径／厚さ（mm）

共用プール冷却浄化系熱交換器から共用プール補機冷
却系空気冷却器まで

外径／厚さ（mm）

共用プール補機冷却系空気冷却器から共用プール補機
冷却系ポンプまで

外径／厚さ（mm）

様216.3／8.2
267.4／9.3
318.5／10.3
材質
STS42
2
最高使用圧力（kg/cm ） 12.0
最高使用温度（℃）
70114.3／6.0
165.2／7.1
267.4／9.3
318.5／10.3
材質
STS42
2
最高使用圧力（kg/cm ） 12.0
最高使用温度（℃）
70114.3／6.0
165.2／7.1
318.5／10.3
材質
STS42
2
最高使用圧力（kg/cm ） 12.0
最高使用温度（℃）
70（主要配管については，以下の工事計画認可申請書により確認している。
工事計画認可申請書（6 資庁第 2935 号 平成 6 年 4 月 27 日認可））

Ⅱ-2-12-12

(10) 燃料取扱装置
型式

燃料把握機付移床式

基

数

1

定格荷重

燃料把握機 460kg 補助ホイスト 460kg（燃料取扱装置については，以下の工事計画届出書により確認している。
工事計画届出書（総文発官 5 第 1218 号 平成 6 年 4 月 13 日届出））(11) 天井クレーンa. 共用プールエリア天井クレーン
型

式

天井走行式

基

数

1

定格荷重

主巻

125t 補巻 5t（共用プールエリア天井クレーンについては，以下の工事計画届出書により確認している。
工事計画届出書（総文発官 5 第 1218 号 平成 6 年 4 月 13 日届出））
b. キャスク搬出入エリア天井クレーン
型

式

天井走行式

基

数

1

定格荷重

主巻

140t

補巻 5t

（キャスク搬出入エリア天井クレーンについては，以下の工事計画届出書により確認している。
工事計画届出書（総文発官 5 第 1218 号 平成 6 年 4 月 13 日届出））(12) 燃料貯蔵区域換気空調系
a. 共用プールエリア送風機台

数2（うち 1 台は予備）容

量

約 93,000m3/h/台

形

式

遠心式

静

圧

180mmAq（共用プールエリア送風機については，以下の工事計画認可申請書により確認している。
工事計画認可申請書（6 資庁第 2935 号 平成 6 年 4 月 27 日認可））

Ⅱ-2-12-13

b. 共用プールエリア排風機台

数2（うち 1 台は予備）容

量

約 93,000m3/h/台

形

式

遠心式

静

圧

250mmAq（共用プールエリア排風機については，以下の工事計画認可申請書により確認している。
工事計画認可申請書（6 資庁第 2935 号 平成 6 年 4 月 27 日認可））(13) 温度計
形

式

熱電対

計測範囲

0～100℃個1数(14) エリア放射線モニタ
検出器の種類
半導体式

計測範囲
-4

取付箇所

10 ～1mSv/h・3F 1 チャンネル
・2F 1 チャンネル
・1F 3 チャンネル
・B1F 1 チャンネル（合計 6 チャンネル）1～104mSv/h・3F 1 チャンネル（合計 1 チャンネル）（エリア放射線モニタについては，以下の工事計画届出書により確認している。
工事計画届出書（総文発官 5 第 1218 号 平成 6 年 4 月 13 日届出））(15) プロセス放射線モニタ
a．運用補助共用施設排気放射線モニタ（以下「排気放射線モニタ」という）検出器の種類
シンチレーション

計測範囲
-1

6

10 ～10 s

-1

取付箇所
・3F

2 チャンネル（排気放射線モニタについては，以下の工事計画届出書により確認している。工事計画届出書（総文発官 5 第 1218 号 平成 6 年 4 月 13 日届出））

Ⅱ-2-12-14

b．共用プール補機冷却系放射線モニタ（以下「補機冷却系放射線モニタ」という）検出器の種類
シンチレーション

計測範囲
10-1～106 s-1

取付箇所
・B1F

2 チャンネル（補機冷却系放射線モニタについては，以下の工事計画届出書により確認している。工事計画届出書（総文発官 5 第 1218 号 平成 6 年 4 月 13 日届出））(16) 使用済燃料輸送容器保管エリア
保管容量（構内用輸送容器，乾式貯蔵キャスク，輸送貯蔵兼用キャスクの合計）
10 基(17) 消防車基数

1※

規格放水圧力0.7MPa 以上

放水性能

60m3/h 以上

高圧放水圧力1.0MPa 以上

放水性能

36m3/h 以上

燃料タンク容量，消費量 約 63ℓ（参考値），約 37ℓ/h（参考値）※使用済燃料プール設備と共用(18) ろ過水タンク等
a. ろ過水タンク
基

数

1

容

量

約 8,000m3/基

基

数

2

容

量

約 2,000m3/基

b. 純水タンク(19) 共用プール建屋廃液移送系
a. 運用補助共用施設沈降分離タンク※
基

数

2

容

量

約 100m3/基（運用補助共用施設沈降分離タンクについては，以下の工事計画認可申請書により確認している。
工事計画認可申請書（6 資庁第 2935 号 平成 6 年 4 月 27 日認可））

Ⅱ-2-12-15

b. 運用補助共用施設デカントポンプ
台

数2（うち 1 台は予備）容量

約 10m3/h/台（運用補助共用施設デカントポンプについては，以下の工事計画認可申請書により確認している。
工事計画認可申請書（6 資庁第 2935 号 平成 6 年 4 月 27 日認可））
c. 運用補助共用施設機器ドレン廃液受タンク※
基

数

2

容

量

約 50m3/基（運用補助共用施設機器ドレン廃液受タンクについては，以下の工事計画認可申請書により確認している。
工事計画認可申請書（6 資庁第 2935 号 平成 6 年 4 月 27 日認可））
d. 運用補助共用施設機器ドレン廃液移送ポンプ台

数2（うち 1 台は予備）容量

約 35m3/h/台（運用補助共用施設機器ドレン廃液移送ポンプについては，以下の工事計画認可申請書により確認している。
工事計画認可申請書（6 資庁第 2935 号 平成 6 年 4 月 27 日認可））
e. 運用補助共用施設高電導度ドレンサンプタンク
基

数

2

容

量

約 4m3/基（運用補助共用施設高電導度ドレンサンプタンクについては，以下の工事計画認可申請書により確認している。
工事計画認可申請書（6 資庁第 2935 号 平成 6 年 4 月 27 日認可））
f. 運用補助共用施設高電導度ドレンサンプポンプ
台

数4（うち 2 台は予備）容量

約 10m3/h/台（運用補助共用施設高電導度ドレンサンプポンプについては，以下の工事計画認可申請書により確認している。
工事計画認可申請書（6 資庁第 2935 号 平成 6 年 4 月 27 日認可））

Ⅱ-2-12-16

表２．１２－３ 共用プール建屋廃液移送系 主要配管仕様
名

称

仕

様

運用補助共用施設高電導度 外径／厚さ（mm）
60.5／3.9
ドレンサンプポンプ(A)，(C)76.3／5.2から運用補助共用施設高電
89.1／5.5
導度ドレンサンプポンプ出
材質
SUS316LTP
口配管合流部下流まで（＊）
2
最高使用圧力（kg/cm ） 10.0
最高使用温度（℃）
66
運用補助共用施設高電導度 外径／厚さ（mm）
60.5／3.9
ドレンサンプポンプ(B)，(D)76.3／5.2から運用補助共用施設高電 材質
SUS304TP／SUS316LTP
導度ドレンサンプポンプ
2
最高使用圧力（kg/cm ） 10.0
(A)，(C)出口配管まで（＊）
最高使用温度（℃）
66
運用補助共用施設高電導度
ドレンサンプポンプ出口配管合流部下流から高温焼却
炉建屋地下滞留水貯留エリ
アまで
（鋼管）

外径／厚さ（mm）
材質
最高使用圧力（MPa）
最高使用温度（℃）

89.1／5.5
SUS304TP
0.98
66（ポリエチレン管）

呼び径
材質
最高使用圧力（MPa）
最高使用温度（℃）

80A 相当ポリエチレン
0.98
40（耐圧ホース）

呼び径
材質
最高使用圧力（MPa）
最高使用温度（℃）

80A 相当ポリ塩化ビニル
0.98
40

運用補助共用施設沈降分離タンクから運用補助共用施
設デカントポンプまで（＊）

外径／厚さ（mm）
60.5／3.9
材質
SUS304TP
2
最高使用圧力（kg/cm ） 静水頭／10.0
最高使用温度（℃）
66（＊の記載が有る配管は，以下の工事計画認可申請書により確認している。
工事計画認可申請書（6 資庁第 2935 号 平成 6 年 4 月 27 日認可））

Ⅱ-2-12-17

表２．１２－３ 共用プール建屋廃液移送系 主要配管仕様
名

称

運用補助共用施設デカント
ポンプから運用補助共用施
設機器ドレン廃液受タンク
集合管まで（＊）

仕様

外径／厚さ（mm）

34.0／3.4
60.5／3.9
60.5／5.5
材質
SUS304TP／STPT382
最高使用圧力（kg/cm ） 10.0
最高使用温度（℃）
66

運用補助共用施設機器ドレ 外径／厚さ（mm）
114.3／6.0
ン廃液受タンク集合管（＊） 材質
STPT38／SUS304TP
2
最高使用圧力（kg/cm ） 10.0
最高使用温度（℃）
66
運用補助共用施設建屋デカ
ントポンプ出口配管分岐点
から運用補助共用施設高電
導度ドレンサンプポンプ(B)，(D)出口配管まで

外径／厚さ（mm）
60.5／3.9
材質
SUS304TP
2
最高使用圧力（kg/cm ） 10.0
最高使用温度（℃）
66

運用補助共用施設機器ドレン廃液受タンクから運用補助共用施設機器ドレン廃液
移送ポンプまで（＊）

外径／厚さ（mm）
114.3／6.0
材質
SUS304TP／STPT382
最高使用圧力（kg/cm ） 静水頭／10.0
最高使用温度（℃）
66

運用補助共用施設機器ドレン廃液移送ポンプから運用
補助共用施設機器ドレン廃液移送ポンプ出口配管分岐点まで（＊）

外径／厚さ（mm）

運用補助共用施設機器ドレン廃液移送ポンプ出口配管
分岐点から運用補助共用施
設高電導度ドレンサンプポ
ンプ(B)，(D)出口配管まで

外径／厚さ（mm）
76.3／5.2
材質
STPT38／SUS304TP
2
最高使用圧力（kg/cm ） 10.0
最高使用温度（℃）
6660.5／5.5
89.1／5.5
76.3／5.2
材質
STPT382
最高使用圧力（kg/cm ） 10.0
最高使用温度（℃）
66（＊の記載が有る配管は，以下の工事計画認可申請書により確認している。
工事計画認可申請書（6 資庁第 2935 号 平成 6 年 4 月 27 日認可））

Ⅱ-2-12-18

2.12.3

添付資料

添付資料―１

系統概略図

添付資料―２

現在の設備状況

添付資料―３

有効燃料頂部+2m での線量率評価

添付資料―４「共用プール冷却浄化系及び共用プール補機冷却系」1 系列運転時の共用
プール水温度評価

添付資料―５運用補助共用施設共用プール棟の耐震安全評価について

添付資料―６

共用プール冷却機能の喪失評価

添付資料―７

燃料集合体の落下評価

添付資料―８

使用済燃料共用プール設備の耐震安全性について

添付資料―９

使用済燃料貯蔵ラックについて

添付資料―９―１

使用済燃料貯蔵ラック（49 体）について

添付資料―９―２

使用済燃料貯蔵ラック（25 体）について

添付資料―１０ 使用済燃料共用プール設備に係る確認事項について
添付資料―１１ 共用プール建屋廃液移送系について

Ⅱ-2-12-19

※1

高電導度ドレンサンプタンク，
高電導度ドレンサンプポンプ

※1

※1

※1
※1
2.12 では，G.L.±0m= T.P.8.5m(※)とする。
(※) 震災後の地盤沈下量(-709mm)と O.P.
から T.P.への換算値(-727mm)を用いて，下式に基づき換算している。
＜換算式＞ T.P.=旧 O.P.-1,436mm※1：共用プール冷却浄化系ポンプ，共用プール補機冷却系ポンプ，共用プール補給
水ポンプ，共用プール冷却浄化系熱交換器は，床面から高い位置に設置。

G.L. -7.3m

図２．１２－１ 運用補助共用施設平面図（その 1）※2

G.L. +0.2m※2：共用プール補給水貯蔵槽は，共用プール同様，
鉄筋コンクリート造の設備。

図２．１２－２ 運用補助共用施設平面図（その 2）

Ⅱ-2-12-20

G.L. +5.7m

図２．１２－３ 運用補助共用施設平面図（その 3）

G.L. +9.2m，G.L. +10.2m

図２．１２－４ 運用補助共用施設平面図（その 4）

Ⅱ-2-12-21

G.L. +17.2m，G.L. +27.6m

図２．１２－５ 運用補助共用施設平面図（その 5）

Ⅱ-2-12-22

使用済燃料輸送容器除染設備
使用済燃料輸送容器除染設備

使用済燃料共用プール
キャスク・ピット

キャスク・ピット

使用済燃料貯蔵ラック

図２．１２－６ 共用プール概要図

キャスク・ピット

キャスク・ピット：使用済燃料貯蔵ラック(25 体)：使用済燃料貯蔵ラック(90 体)：使用済燃料貯蔵ラック(49 体)

図２．１２－７ 共用プール概要図（平面）Ⅱ-2-12-23

添付資料―１

消防車

TE:温度検出器

ろ過水タンク等

未復旧設備
TE

図１－１ 共用プール冷却浄化系，共用プール補機冷却系
及び共用プール補給水系概略系統図（現状：平成 26 年 7 月）
未復旧設備

消防車

TE:温度検出器

ろ過水タンク等

点検時，異常時等に備え準備する設備（機器の点検及び必要に応じた補修を完了し，電源TEを接続すれば運転可能な状態に復旧する設備）

図１－２ 共用プール冷却浄化系，共用プール補機冷却系
及び共用プール補給水系概略系統図（共用プールからの燃料取出開始時に必要な状況）

Ⅱ-2-12-添 1-1

排
気

フ※

口

ィ
ル
フ
外気

※

燃料

ィ

タ

貯蔵

ル

区域

タ

フ※
ィ

送風機

ル
タ

排風機
※：HEPA フィルタを内蔵

図１－３ 燃料貯蔵区域換気空調系概略系統図

図１－４ 共用プール建屋廃液移送系概略系統図

Ⅱ-2-12-添 1-2

添付資料―２

現在の設備状況
東北地方太平洋沖地震に伴い発生した津波により，運用補助共用施設の非管理区域
地下 1 階に設置された電源設備は 70～120cm 程度浸水し，運用補助共用施設は全ての電源が喪失した。電源喪失により共用プール冷却浄化系の機能は喪失したが，共用プール水位については，使用済燃料頂部より高い水位が十分確保されていた。なお，共用プール水温度は一時的に 73℃程度まで上昇したが，仮設電源の設置と共用プール冷却浄化系の一部復旧により水温は低下し，現在は概ね 15～35℃程度を維持している。
現在の設備状況を添付資料―１に，設備の点検・復旧の概略工程計画を表１に示す。
今後，設備信頼性，運用面の改善，津波，1～6 号機使用済燃料プール及び炉内の燃料受け入れの観点から，設備の復旧，改造または設置等を必要に応じて実施していく計画としている。

1.1 燃料貯蔵設備
1.1.1 共用プール
漏えい水検出計は平成 24 年 6 月，水位警報装置は平成 25 年 3 月に復旧している。
スキマ・サージ・タンク水位計の指示は巡視点検で確認しており，ウェブカメラにより免震重要棟でも確認することができる。使用済燃料貯蔵ラックは，平成 25 年 1 月に代表ラック 2 個に対して外観点検を実施し, 問題がないことを確認している。
1.1.2 共用プール冷却浄化系
3 台ある共用プール冷却浄化系ポンプのうち 1 台目を平成 23 年 3 月に復旧し，平成
25 年 3 月には 2 台目，平成 25 年 7 月には 3 台目も復旧し，冷却に関して多重性を確保している。ろ過脱塩装置は，平成 24 年 4 月に 2 基のうち 1 基を復旧し，平成 25 年
10 月には 2 基目を復旧し，浄化に関しても多重性を確保している。
添付資料―４に示すとおり，熱交換器 1 基で今後の 1～6 号機の燃料の受入れを考慮
しても共用プール水温を 52℃以下に冷却することが可能であるが，残りの 1 系列についても点検時，異常時等に備えて熱交換器が使用できるように，平成 25 年 5 月に熱交換器を復旧している。

Ⅱ-2-12-添 2-1

また，巡視点検において，共用プール水温度，ポンプの運転状態等を確認し，冷却状態を確認している。なお，共用プール水温度計の指示は，ウェブカメラにより免震
重要棟でも確認することができる。
1.1.3 共用プール補機冷却系
3 台ある共用プール補機冷却系ポンプのうち 1 台目を平成 23 年 3 月に復旧し，平成
25 年 3 月には 2 台目，平成 25 年 7 月には 3 台目も復旧し，多重性を確保している。
また，12 台あるエアフィンクーラーは平成 25 年 7 月までに全数復旧している。
なお，空気冷却器は 3 ベイで 1 基（共用プール補機冷却系片系統に 1 基）を構成しており，1 ベイあたり 2 台のエアフィンクーラーが配置されている。
添付資料―４に示すとおり，空気冷却器 1 基で今後の 1～6 号機の燃料の受入れを考慮しても共用プール水温を 52℃以下に冷却することが可能であるが，残りの 1 系列の空気冷却器についても点検時，異常時等に備えて使用できるよう復旧している。なお，
エアフィンクーラーについては，プール水温度を確認しながら運転台数の調整を行う。
また，巡視点検において，ポンプの運転状態等系を確認し，冷却状態を確認している。
1.1.4 共用プール補給水系
2 台ある共用プール補給水ポンプのうち 1 台目を平成 23 年 3 月に復旧し，平成 25
年 3 月には 2 台目も復旧し，多重性を確保している。
1.2 燃料取扱装置
平成 24 年 9 月に点検は終了しており，定期事業者検査相当の健全性確認を社内自主で実施し，機能上の問題がないことを確認している。
1.3 使用済燃料輸送容器
キャスク保管エリアで保管されていた使用済燃料輸送容器は，外観上異常はない。
また，震災時に使用済燃料輸送容器除染設備で点検していた使用済燃料輸送容器については，平成 24 年 3 月に点検を終了し問題ないことを確認している。

Ⅱ-2-12-添 2-2

1.4 その他設備
1.4.1 天井クレーン
平成 24 年 2 月に点検は終了しており，定期事業者検査相当の健全性確認を社内自主で実施し，機能上の問題がないことを確認している。
1.4.2 使用済燃料輸送容器除染設備
外観上異常はない。
1.4.3 燃料貯蔵区域換気空調系
燃料貯蔵区域換気空調系については，2 台ある共用プールエリア送風機のうち 1 台
を平成 23 年 3 月に，2 台目を平成 25 年 7 月に復旧している。また，2 台ある共用プールエリア排風機のうち 1 台を平成 23 年 3 月に，2 台目を平成 25 年 7 月に運転可能としている。その後，排気放射線モニタの復旧に伴い，運用補助共用施設からの気体の放出管理が可能となっている。
共用プールエリア送・排風機は各々２台あるが，通常運転時は,１台運転となり，残りの 1 台が予備機となる。
1.4.4 エリア放射線モニタ
現在，平成 26 年 12 月に全てのエリア放射線モニタが復旧し，監視状態となっている。エリア放射線モニタで監視できない場合は，可搬式放射線モニタ等を用いて監視する。
1.4.5 プロセス放射線モニタ
平成 26 年 12 月にプロセス放射線モニタが，２系統全て復旧している。

Ⅱ-2-12-添 2-3

表１ 共用プール設備の点検・復旧工程
平成24年

平成25年

平成26年

平成27年

天井クレーン点検・復旧

燃料取扱装置点検・復旧
機
器
点
検
・
復
旧

使用済燃料輸送容器点検・保守

共用プール冷却浄化系，共用プール補機冷却系点検・復旧※1（電源復旧しながら実施）
共用プール補給水ポンプ（２台目）点検・復旧（電源復旧しながら実施）
監視系(漏えい水検出計，水位警報装置，エリア放射線モニタ等）点検・復旧（電源復旧しながら実施）
換気空調系送風機側HEPAフィルタ設置

換気空調系点検・復旧（共用プールエリア送・排風機２台目）

火災報知設備，消火設備点検・復旧

電
源
設 電源設備の復旧 ※2
備

津
波
対
策

床・壁等の開口部の防水性向上※1：1～4 号機使用済燃料プールからの燃料受け入れ開始前までには，片系でエアフィンクーラー6 台を復旧する。
※2：電源設備とは「Ⅱ.2.7 添付資料 2 図-1.所内単線結線図」で示されている共用プール M/C 等を示している。

Ⅱ-2-12-添 2-4

添付資料－３

有効燃料頂部+2m での線量率評価
共用プールの冷却浄化系及び補給水系の機能が喪失した場合，消防車を用いて共用プールの冷却を再開する必要がある。冷却再開にあたり，共用プール水位が有効燃料頂部+2m において共用プール 3 階フロアでの作業が可能な線量率であることの確認を行った。
1. 評価条件
評価条件は以下の通りである。
(1) 使用済燃料の体数は 6,840 体とする。
(2) 使用済燃料の燃焼度は保守的に全燃料 9×9 燃料の最高燃焼度 55GWd/t とする。
(3) 冷却期間については，共用プールに移送される使用済燃料として冷却期間の最も短
い 5 号機使用済燃料プール及び炉心燃料の使用済燃料を考慮する。具体的な冷却期間は，5 号機停止（平成 23/1/3）から平成 25/1/1（5 号機使用済燃料移送開始）とする。
(4) ORIGEN2 により使用済燃料の線源強度を計算し，この線源強度を用い MCNP により線量率を計算する。
(5) 共用プール中心及び共用プール縁について，フロア高さの線量率を評価する。
2. 評価結果
下表に線量率の評価結果を示す。共用プール水位を有効燃料頂部+2m 確保することで，共用プール 3 階フロアにおける線量率を低く抑えることができる。したがって，作業員が共用プール 3 階フロアで消防車等による注水作業を行うことは可能である。
場所

線量率(mSv/h)

共用プール中心

1.3

共用プール縁

0.7

評価にあたっては使用済燃料の燃焼度及び冷却期間に十分な保守性を持たせていることから，線量率は更に小さくなると考える。

Ⅱ-2-12-添 3-1

添付資料－４「共用プール冷却浄化系及び共用プール補機冷却系」1 系列運転時の共用プール水温度評価
1～4 号機の使用済燃料プール及び 5 号機，6 号機炉心及び使用済燃料プールに貯蔵されている使用済燃料の受入れを考慮した崩壊熱の最大値『約 2.6MW※1』に対して，1 系列運転
（共用プール冷却浄化系熱交換器 1 基，共用プール冷却浄化系ポンプ 1 台，共用プール補機冷却系空気冷却器 1 基[エアフィンクーラー6 台]，共用プール補機冷却系ポンプ 1 台）時に，共用プール水温度が 52℃以下になることの確認を行った。
※1：「添付資料―６」を参照。

1. 評価条件
評価条件は以下の通りである。
（1）崩壊熱：約 2.6MW（2）共用プール冷却浄化系管側（プール側）流量：500m3/h

共用プール冷却浄化系胴側（補機冷却系側）流量：500m3/h（3）共用プール補機冷却系空気冷却器ファン側大気温度：29.1℃
共用プール補機冷却系空気冷却器管側出口水温度：38℃

共用プール補機冷却系管側流量：650m3/h（4）換気空調系負荷：約 1.3MW

2. 評価結果
図 1 に評価結果を示す。共用プール水温度は 51.4℃であり，1～4 号機の使用済燃料プール，5 号機，6 号機使用済燃料プール及び炉心に貯蔵されている使用済燃料の受入れを考慮
した崩壊熱に対して，1 系列運転時に共用プール水温度を 52℃以下とすることが可能である。

Ⅱ-2-12-添 4-1

約 2.6MW

51.4℃

共用プール冷却浄化系ポンプ
500m3/h
47.0℃

51.4℃
冷却浄化系熱交換器
500m3/h

42.4℃

約 2.6MW

38℃

45.4℃

換気空調系

150m3/h
38℃

約 1.3MW
共用プール補機冷却系ポンプ

650m3/h
43.1℃

38℃

空気冷却器
約 3.9MW

34.0℃

29.1℃

図１

1 系列運転時熱バランス

Ⅱ-2-12-添 4-2

添付資料―５

運用補助共用施設共用プール棟の耐震安全性評価について
1．耐震壁の耐震安全性評価
1.1 評価方針
運用補助共用施設共用プール棟（以下，PL/Bという）の耐震安全性評価は，基準地震動
Ssを用いた地震応答解析によることとし，建物・構築物や地盤の特性を適切に表現できるモデルを設定した上で行う。
1.2 地震応答解析(1) PL/Bの概要
PL/Bは，地上3階，地下1階の鉄筋コンクリート造（一部鉄骨鉄筋コンクリート造及び鉄骨造）の建物である。概略平面図（基礎版レベル）及び概略断面図を，図1.1～図1.3に，物性値を表1.1に示す。
PL/Bは，基礎底面からの高さが37.6m，地上部が27.6m，地下部が10.0mであり，平面が72.5m(NS方向)×54.5m(EW方向)で，厚さ2.7mの鉄筋コンクリート造の基礎版を介して富岡層(G.L.-10.0m)上に支持されている。

添付資料-５では、GL±0m=T.P.8.5m(※)とする。
震災後の地盤沈下量（-709mm）と O.P.から T.P.への（※）

読替値（-727mm）を用いて，下式に基づき換算している。
〈換算式〉T.P.＝ 旧 O.P-1,436mm

Ⅱ-2-12-添 5-1

図1.1 PL/B 基礎版レベル平面図(G.L.-7.3m) （単位：m）

Ⅱ-2-12-添 5-2

G.L.+27.6

G.L.+17.2

CR 階

G.L.+9.2

G.L.+0.2

Ⅱ-2-12-添 5-3

G.L.-7.3

G.L.+10.2

3階

G.L.+5.7

2階

G.L.±01階

地下 1 階

G.L.-10.0

図1.2 PL/B

NS方向断面図（単位：m）

G.L.+27.6

G.L.+10.2

G.L.+17.2

CR 階

G.L.+9.2

3階

G.L.+5.7

2階

G.L.±0G.L.+0.2

Ⅱ-2-12-添 5-4

G.L.-7.3
G.L.-10.0

1階

地下 1 階図1.3 PL/B

EW方向断面図（単位：m）

表 1.1 PL/B の物性値
強度*1

ヤング係数*2

せん断弾性係数*2ポアソン比

単位体積重量*3

Ｆｃ

Ｅ

G

ν

γ

(Ｎ/mm２)(Ｎ/mm２)(Ｎ/mm２)40.0

2.81×104

1.17×104（kN/m3）

コン
クリ

0.2

24.5

ート
SD345相当

鉄筋（SD35）*1：強度は実状に近い強度（以下，「実強度」という。）を採用した。実強度の設定は，過去の圧縮強度試験デー
タを収集し試験データのばらつきを考慮し圧縮強度平均値を小さめにまるめた値とした。
*2：実強度に基づく値を示す。
*3：鉄筋コンクリートの値を示す。

Ⅱ-2-12-添 5-5

(2) 地震応答解析モデル
地震応答解析モデルは，地盤との相互作用を考慮した，曲げ及びせん断剛性を考慮した質点系モデルとする。解析モデルの諸元を図 1.4 及び図 1.5 に示す。
地盤は，地盤調査に基づき水平成層地盤とし，基礎底面地盤ばねについては，「原子力発電所耐震設計技術指針 追補版

JEAG 4601‐1991」（以下，「JEAG 4601‐1991」という。
）により，成層補正を行ったのち，振動アドミッタンス理論に基づいて，スウェイ及びロッキングばね定数を近似法により評価する。基礎底面地盤ばねには，基礎浮き上がりによる幾何学的非線形性を考慮する。図 1.6 に回転ばねの曲げモーメントと回転角の関係を示す。
また，埋め込み部分の建屋側面地盤ばねについては，建屋側面位置の地盤定数を用いて，水平及び回転ばねを「JEAG 4601‐1991」により NOVAK ばねに基づいて近似法により評価する。
なお，表 1.2 に地盤調査に基づく地盤定数を示す。
復元力特性は，建屋の方向別に，層を単位とした水平断面形状より「JEAG 4601‐1991」に基づいて設定する。
地震応答解析は，上記復元力特性を用いた弾塑性時刻歴応答解析とする。
入力地震動は，解放基盤表面レベルに想定する基準地震動 Ss を用いることとする。
なお，埋め込みを考慮した解析モデルであるため，モデルに入力する地震動は，一次元波動論に基づき，解放基盤表面レベルに想定する基準地震動Ssに対する地盤の応答として評価する。また，建屋基礎底面レベルにおけるせん断力（以下「切欠き力」という。
）
を入力地震動に付加することにより，地盤の切欠き効果を考慮する。図1.7に，地震応答解析モデルに入力する地震動の概念図を，図1.8に解放基盤表面位置における基準地震動
Ss-1，Ss-2及びSs-3の加速度時刻歴波形（水平方向）を示す。

Ⅱ-2-12-添 5-6

G.L.(m)
+27.6

+17.2

+9.2
+5.7

Ⅱ-2-12-添 5-7

+0.2

-7.3
-10.0

図1.4 PL/B

建屋の振動諸元(NS方向)

14

はり部材
（耐震壁）
F1～F2

G.L.(m)O.P. (m)
37.6
+27.6

27.2
+17.2

+9.2
19.2
15.7
+5.7

F3

F4～F7

F8

11

15

14

12

7

13

56,47010.37

1259,770
16.94

8

9

10

4

4

5

6

25.00
7.70

Ⅱ-2-12-添 5-8

3
K2
-7.3
2.7

2

2

K4
-10.0
0.0

K5
K6

1

K8

ヤング係数：E=28.1
ポアソン比 ：ν=0.2
減衰定数 ：h=5%（kN/mm2）

28,0608.12

76,270
24.09

9
87.4
4.27

8,180
1.16

10

床せん断ばね（単位：×106 kN/m）
117

図1.5 PL/B

18,470
4.99

46.00
19.51
79,250
9.13

5
108.6
4.43

6

11,050
1.35

41.00
18.23
360,400
101.79凡 例

せん断断面積（m2）
断面2次モーメント（×103 m4）

125,540
31.10
19.32
15.71

重量 （kN）
回転慣性（×106kNm2）

質点番号237,62062.97

3951.00
978.00K7

34,310
10.15

35.90
12.58

308.10
95.52

K3

1

13

3

K1

10.2
+0.2

49,430
14.05

25.80
7.08

8

20,940
4.50

19.70
3.94

22.40
5.77

81.70
36.95
7

15

19.70
3.94

64.00
28.96
11

20,900
4.50

14
12
8
4

建屋の振動諸元(EW方向)

10.08
5.14

（剛ばねとした）
3.56
9
10.75
5
5.09

15
13
10
6

図 1.6 回転ばねの曲げモーメントと回転角の関係

Ⅱ-2-12-添 5-9

表 1.2(1) PL/B 地盤定数（Ss-1H）
G.L.
標高
(m)
O.P.
(m)

地質

せん断波 単位体積
ﾎﾟｱｿﾝ比
速度
重量
Vs

γ

ν
3

せん断
弾性係数

初期せん断
弾性係数

剛性
低下率

G

G0

G/G0

5

2

5

2

ヤング
係数

減衰
定数

層厚

h

H

(×10 kN/m )

(%)

(m)

E
5

2

(m/s)

(kN/m )

380

17.8

0.473

2.25

2.62

0.86

6.63

3

7.3

450

16.5

0.464

2.69

3.41

0.79

7.88

3

12.7

500

17.1

0.455

3.44

4.36

0.79

10.01

3

70.0

560

17.6

0.446

4.45

5.63

0.79

12.87

3

28.0

600

17.8

0.442

5.16

6.53

0.79

14.88

3

88.0

700

18.5

0.421

9.24

9.24

1.00

26.26

-

-

ヤング
係数

減衰
定数

層厚

h

H

(×10 kN/m )

(%)

(m)

(×10 kN/m ) (×10 kN/m )

10.0
±0.0
砂岩

-7.3
2.7

-20.0
-10.0
-90.0
-80.0

泥岩

-108.0-118.0-196.0-206.0（解放基盤）

表 1.2(2) PL/B 地盤定数（Ss-2H）
G.L.
標高
(m)
O.P.
(m)

地質

せん断波 単位体積
ﾎﾟｱｿﾝ比
速度
重量
Vs

γ

ν
3

せん断
弾性係数

初期せん断
弾性係数

剛性
低下率

G

G0

G/G0

5

2

5

2

E
5

2

(m/s)

(kN/m )

380

17.8

0.473

2.25

2.62

0.86

6.63

3

7.3

450

16.5

0.464

2.76

3.41

0.81

8.08

3

12.7

500

17.1

0.455

3.53

4.36

0.81

10.27

3

70.0

560

17.6

0.446

4.56

5.63

0.81

13.19

3

28.0

600

17.8

0.442

5.29

6.53

0.81

15.26

3

88.0

700

18.5

0.421

9.24

9.24

1.00

26.26

-

-

(×10 kN/m ) (×10 kN/m )

10.0
±0.0

-7.3
2.7

砂岩

-20.0
-10.0
-90.0
-80.0

泥岩

-108.0-118.0-196.0-206.0（解放基盤）

Ⅱ-2-12-添 5-10

表 1.2(3) PL/B 地盤定数（Ss-3H）
G.L.
標高
(m)
O.P.
(m)

地質

せん断波 単位体積
ﾎﾟｱｿﾝ比
速度
重量
Vs

γ

ν
3

せん断
弾性係数

初期せん断
弾性係数

剛性
低下率

G

G0

G/G0

5

2

5

2

ヤング
係数

減衰
定数

層厚

h

H

(×10 kN/m )

(%)

(m)

E
5

2

(m/s)

(kN/m )

380

17.8

0.473

2.28

2.62

0.87

6.72

3

7.3

450

16.5

0.464

2.66

3.41

0.78

7.79

3

12.7

500

17.1

0.455

3.40

4.36

0.78

9.89

3

70.0

560

17.6

0.446

4.39

5.63

0.78

12.70

3

28.0

600

17.8

0.442

5.09

6.53

0.78

14.68

3

88.0

700

18.5

0.421

9.24

9.24

1.00

26.26

-

-

(×10 kN/m ) (×10 kN/m )

10.0
±0.0
砂岩

-7.3
2.7

-20.0
-10.0
-90.0
-80.0

泥岩

-108.0-118.0-196.0-206.0（解放基盤）

Ⅱ-2-12-添 5-11

建屋モデル

側面ばね

地表面(G.L.)
地表面(GL)▼T.P.8.5m
O.P. 10.0m

各床レベルの応答波を入力
地表面(G.L.)
地表面(GL)

表 層
建屋底面位置建物底面位置O.P. 0.0m▼G.L.-10.0m

建屋底面位置

切欠き力

底面ばね

解放基盤面の深さ
206.0m一次元波動論による応答計算
支持層

解放基盤表面
解放基板表面
O.P.-196m▼G.L.-206.0m(震災前 O.P.-196.0m)
入射波Ｅ

反射波Ｆ

図1.7 PL/B 建屋－地盤連成系地震応答解析モデルの概要
本資料に記載の標高は，震災後の地盤沈下量（-709mm）と O.P.からT.P.への読替値（-727mm）を用いて，下式に基づき換算している。
〈換算式〉T.P.＝ 旧 O.P-1,436mm

Ⅱ-2-12-添 5-12基準地震動2E

最大加速度振幅 450 cm/s 2

加速度(cm/s2)

800
400
0
-400
-800

0

10

20

30

40

50

60

70

80

時間(秒)

(Ss-1H)
最大加速度振幅 600 cm/s 2

加速度(cm/s2)

800
400
0
-400
-800

0

10

20

30

40

50

60

70

80

時間(秒)

(Ss-2H)
最大加速度振幅 450 cm/s 2

加速度(cm/s2)

800
400
0
-400
-800

0

10

20

30

40

50

60

70

80

時間(秒)

(Ss-3H)

図1.8 解放基盤表面位置における地震動の加速度時刻歴波形(水平方向)

Ⅱ-2-12-添 5-13

(3) 地震応答解析結果
基準地震動Ssによる最大応答加速度を，図1.9及び図1.10に示す。

Ⅱ-2-12-添 5-14

Ss-1H
Ss-2H
Ss-3H

G.L.

O.P.

37.60
+27.60

G-B

(m)

G.L.

B-A

O.P.

Ⅱ-2-12-添 5-15

+17.2027.20(m)+17.20
27.20

+9.20
19.20

+9.20
19.20

+5.70
15.70

+0.20
10.20

+0.20
10.20

0

500

1000

-7.30
2.70
-10.00
0.00

0

500

1000

1500 2000(Gal)(cm/s2)

図1.9 PL/B 最大応答加速度(NS方向)

1500 2000(Gal)(cm/s2)

Ss-1H
Ss-2H
Ss-3H

G.L.

G.L.

3

O.P.
(m)
37.60
+27.60O.P.

37.60+27.60

8

(m)

G.L.

1-2

O.P.

(m)
+17.2027.20+17.2027.20+17.2027.20

G.L.

Ⅱ-2-12-添 5-16

+0.20
10.20

0

4-7

O.P.

+9.20
19.20

500

1000

1500 2000(Gal)(cm/s2)

+9.20
19.20

(m)
+9.20
19.20

+5.70
15.70

+5.70
15.70

+0.20
10.20

+0.20
10.20

0

+5.70
15.70

500

1000

-7.30
2.70
-10.00
0.00

0

500

1000

+9.20
19.20

1500 2000(Gal)(cm/s2)

図1.10 PL/B 最大応答加速度(EW方向)

1500 2000(Gal)(cm/s2)

+0.20
10.20

0

500

1000

1500 2000(Gal)(cm/s2)

1.3 耐震壁の耐震安全性評価
表1.3及び表1.4に耐震壁のせん断ひずみ一覧を示す。また，図1.11及び図1.12に基準
地震動Ssに対する最大応答値を耐震壁のせん断スケルトン曲線上に示す。耐震壁のせん
断ひずみは，最大で0.14×10-3であり，耐震壁の評価基準値（2.0×10-3）に対して十分余裕がある。

表 1.3 PL/B 耐震壁のせん断ひずみ一覧（ＮＳ方向）

階
CR階
3階
2階
1階
地下1階

Ss-1
0.06
0.10
0.10
0.10
0.11

Ss-2
0.06
0.09
0.09
0.09
0.11

Ss-3
0.05
0.09
0.09
0.09
0.10

(×10-3)
評価基準値
2.0
以下

表 1.4 PL/B 耐震壁のせん断ひずみ一覧（ＥＷ方向）

階
CR階
3階
2階
1階
地下1階

Ss-1
0.10
0.12
0.12
0.14
0.12

Ss-2
0.09
0.11
0.12
0.14
0.13

Ss-3
0.09
0.10
0.11
0.12
0.11

Ⅱ-2-12-添 5-17

(×10-3)
評価基準値
2.0
以下

G.L.

G 通り～FB 通り

F

B 通り～FA 通り

F

+27.6
～
+17.2

－

+17.2
～
+9.2

図 1.11(1)PL/B せん断スケルトン曲線上の最大応答値 NS 方向

Ⅱ-2-12-添 5-18

G.L.

G 通り～FB 通り

F

B 通り～FA 通り

F

+9.2
～
+5.7

+5.7
～
+0.2

+0.2
～
-7.3

図 1.11(2)PL/B せん断スケルトン曲線上の最大応答値 NS 方向
Ⅱ-2-12-添 5-19

G.L.

1 通り～F2 通り

F

3 通り

F

+27.6～+17.2－+17.2～+9.2

図 1.12(1) PL/B せん断スケルトン曲線上の最大応答値 EW 方向

Ⅱ-2-12-添 5-20

G.L.

1 通り～F2 通り

F

F

3 通り

+9.2～
+5.7

+5.7～
+0.2

+0.2～
-7.3

図 1.12(2) PL/B せん断スケルトン曲線上の最大応答値 EW 方向
Ⅱ-2-12-添 5-21

G.L.

4 通り～F7 通り

F

8 通り

F

+27.6～+17.2－+17.2～+9.2

図 1.12 (3)PL/B せん断スケルトン曲線上の最大応答値 EW 方向

Ⅱ-2-12-添 5-22

G.L.

4 通り～F7 通り

8 通り

F

F

+9.2
～
+5.7

+5.7
～
+0.2

+0.2
～

－

-7.3
図1.12 (4) PL/B せん断スケルトン曲線上の最大応答値 EW方向

Ⅱ-2-12-添 5-23

2.使用済燃料共用プール躯体の耐震安全性評価
2.1 解析評価方針
本検討では，使用済燃料共用プール躯体（以下，共用プール）の耐震安全性を３次元
FEM モデルによって評価する。
共用プールの構造概要を図 2.1 に示す。
耐震安全性評価は，図 2.2 のフローに示すように以下の手順で行う。

(平面)

G.L.+10,200

G.L.+5,700

G.L.+200

G.L.-7,300(断面)（単位：mm）
図 2.1 共用プール概要図

Ⅱ-2-12-添 5-24

応力解析モデルの設定（3 次元 FEM モデル）
質点系モデルによる地震応答解析結果
荷重および荷重の組合せ

死荷重

地震荷重 Ss

静水圧

地震時動水圧応力解析（静的弾塑性解析）

発生応力・ひずみの算出

評価基準値
以下か
ＹＥＳ

ＮＯ

耐震補強工事等の対策に関する検討

評価終了

図 2.2 共用プールの耐震安全性評価フロー

Ⅱ-2-12-添 5-25

2.2 応力解析モデルの設定
鉄筋コンクリート部材の塑性化を考慮した静的弾塑性解析を実施し，共用プール部に発生する応力およびひずみを算定する。解析モデルは，共用プール部分を切り出した 3 次元 FEM モデルとする。
解析モデルに使用する板要素は，鉄筋層をモデル化した異方性材料による積層シェ
ル要素を用いた。各要素には，板の軸力と曲げ応力を同時に考えるが，板の曲げには面外せん断変形の影響も考慮した。使用計算機コードは「ABAQUS」である。
図 2.3 に解析モデル概要図を，図 2.4 にコンクリートと鉄筋の構成則を，図 2.5 に解析モデルの境界条件を示す。

Ⅱ-2-12-添 5-26

Ⅱ-2-12-添 5-27

G.L.-7,300

G.L.+200

G.L.+5,700

G.L.+10,200

G.L.-7,300

G.L.+200

G.L.+5,700

G.L.+10,200

図 2.3 解析モデル概要図（単位：mm）

図 2.4 コンクリートと鉄筋の構成則

Ⅱ-2-12-添 5-28

G.L.+10.2m

G.L.-7.3m

壁脚部固定

図 2.5 解析モデルの境界条件

Ⅱ-2-12-添 5-29

2.3 荷重および荷重の組合せ(1) 死荷重解析モデルに付与する死荷重は，モデル化範囲の建屋躯体の自重に加え，機器・配管・その他の共用プールに直接取りつく大梁，小梁，床スラブ，間仕切壁の自重も考慮する。
(2) 静水圧
共用プールが満水状態にあると仮定した場合の静水圧を考慮する。
(3) 地震荷重「1．耐震壁の耐震安全性評価」の質点系モデルによる基準地震動 Ss に対する地震
応答解析結果に基づき，水平方向および鉛直方向の地震荷重を設定する。
(4) 地震時動水圧
共用プールが満水状態にあると仮定した場合の動水圧を考慮する。
(5) 荷重の組合せ
表 2.1 に荷重の組合せを示す。なお，水平方向および鉛直方向の地震の組合せは，組合せ係数法（組合せ係数 0.4）により評価する。
表 2.1 荷重の組合せ
荷重時名称

荷重の組合せSs 地震時DL + H + K + KH

ここに，

DL：死荷重， H：静水圧，

K：地震荷重（基準地震動 Ss），

KH：地震時動水圧

Ⅱ-2-12-添 5-30

2.4 評価結果
配筋諸元等に基づき共用プールの構造検討を行い，耐震安全性を評価する。評価においては，応力解析より求まる発生応力およびひずみが，評価基準値を超えないことを確認する。評価基準値は，日本機械学会「発電用原子力設備規格 コンクリート製原子炉格納容器規格（2011）」等に基づき設定する。表 2.2 に評価対象毎に定められた評価
基準値を示す。
評価基準値に対する発生ひずみ，発生応力の比（検定比）を図 2.6～図 2.11 に示す。
また、各評価項目について検定比が最大になる要素について発生値、評価基準値、及び検定比を図中に示す。
いずれの箇所においても発生応力およびひずみは評価基準値を下回り（検定比が１以下），共用プールは基準地震動Ｓｓに対する耐震安全性が確保されている。
図 2.6～図 2.11 に用いる記号の説明
x,y ：各方向のひずみ（コンクリート：圧縮，鉄筋：圧縮及び引張）

a ：ひずみの評価基準値※ひずみは全て引張側を正として表記

Qx , Qy ：各方向の面外せん断力
Qa ：面外せん断力の評価基準値
表 2.2 評価対象毎に定められた評価基準値
評価対象

評価基準値

コンクリートのひずみ-3000×10-6

鉄筋のひずみ±5000×10-6

壁部および床部の面外せん断力

上述の規格に基づく許容面外せん断力

Ⅱ-2-12-添 5-31

FF

FE

F4

F5

F6

F7

FE

FF

G.L.+10.2m
O.P.
20.2m

2.
1.

G.L.+5.7m
O.P.
15.7m
0.8
0.6

G.L.+10.2m
0.2m
O.P.
0.4

W1

W4

Ⅱ-2-12-添 5-32

FE

FF

W3

S1

W2
図 2.6 断面算定結果 コンクリートのひずみ 検定比コンター図 εx/εa （壁：水平方向，床：南北方向）

0.2
0.

G.L.+10.2m

2.
1.

G.L.+5.7m
0.8
0.6

G.L.+ 0.2m
0.4

Ⅱ-2-12-添 5-33

FE

FF

0.2

図 2.7 断面算定結果 コンクリートのひずみ 検定比コンター図εy/εa（壁：鉛直方向，床：東西方向）

0.

G.L.+10.2m
2.
1.

G.L.+5.7m

0.8
0.6

G.L.+ 0.2m

0.4

FF

0.2

Ⅱ-2-12-添 5-34FE0.

図 2.8 断面算定結果 鉄筋のひずみ 検定比コンター図 εx/εa（壁：水平方向，床：南北方向）

FF

FE

F4

F5

F6

F7

FE

FF

G.L.+10.2m
O.P.
20.2m
2.
1.

G.L.+5.7m
O.P.
15.7m

0.8
0.6

G.L.+10.2m
0.2m
O.P.

0.4

W3

W1

W4

0.2
0.

Ⅱ-2-12-添 5-35

発生ひずみεy1110×10-6
評価基準値εa ±5000×10-6
検定比（εy/εa）
0.23

S1

W2
図 2.9 断面算定結果 鉄筋のひずみ 検定比コンター図 εy/εa（壁：鉛直方向，床：東西方向）

G.L.+10.2m
2.
1.

G.L.+5.7m

0.8
0.6

G.L.+ 0.2m

0.4

FF

0.2

Ⅱ-2-12-添 5-36FE0.

図 2.10 断面算定結果 面外せん断力 検定比コンター図 Qx/Qa（壁：水平方向，床：南北方向）

G.L.+10.2m
2.
1.

G.L.+5.7m

0.8
0.6

G.L.+ 0.2m

0.4

FF

0.2

Ⅱ-2-12-添 5-37FE0.

図 2.11 断面算定結果 面外せん断力 検定比コンター図 Qy/Qa（壁：鉛直方向，床：東西方向）

3. 別添別添－１ 福島第一原子力発電所 運用補助共用施設共用プール棟 耐震壁の耐震安全性評価について（東京電力株式会社，平成２５年２月２１日，特定原子力施設
監視・評価検討会（第４回）資料３－２）

Ⅱ-2-12-添 5-38

添付資料－５ 別添－１

Ⅱ-2-12-添 5-39

※O.P.表記は震災前の「旧 O.P.表記」を指す。
T.P.表記に換算する際は，震災後の地盤沈下量（-709mm）と O.P.からT.P.への読替値（-727mm）を用いて，下式に基づくこととする。
〈換算式〉T.P.＝ 旧 O.P-1,436mm

Ⅱ-2-12-添 5-40

※O.P.表記は震災前の「旧 O.P.表記」を指す。
T.P.表記に換算する際は，震災後の地盤沈下量（-709mm）と O.P.からT.P.への読替値（-727mm）を用いて，下式に基づくこととする。
〈換算式〉T.P.＝ 旧 O.P-1,436mm

Ⅱ-2-12-添 5-41

※O.P.表記は震災前の「旧 O.P.表記」を指す。
T.P.表記に換算する際は，震災後の地盤沈下量（-709mm）と O.P.からT.P.への読替値（-727mm）を用いて，下式に基づくこととする。
〈換算式〉T.P.＝ 旧 O.P-1,436mm

Ⅱ-2-12-添 5-42

Ⅱ-2-12-添 5-43

Ⅱ-2-12-添 5-44

※O.P.表記は震災前の「旧 O.P.表記」を指す。
T.P.表記に換算する際は，震災後の地盤沈下量（-709mm）と O.P.からT.P.への読替値（-727mm）を用いて，下式に基づくこととする。
〈換算式〉T.P.＝ 旧 O.P-1,436mm

Ⅱ-2-12-添 5-45

※O.P.表記は震災前の「旧 O.P.表記」を指す。
T.P.表記に換算する際は，震災後の地盤沈下量（-709mm）と O.P.からT.P.への読替値（-727mm）を用いて，下式に基づくこととする。
〈換算式〉T.P.＝ 旧 O.P-1,436mm

Ⅱ-2-12-添 5-46

Ⅱ-2-12-添 5-47

※O.P.表記は震災前の「旧 O.P.表記」を指す。
T.P.表記に換算する際は，震災後の地盤沈下量（-709mm）と O.P.からT.P.への読替値（-727mm）を用いて，下式に基づくこととする。
〈換算式〉T.P.＝ 旧 O.P-1,436mm

Ⅱ-2-12-添 5-48

※O.P.表記は震災前の「旧 O.P.表記」を指す。
T.P.表記に換算する際は，震災後の地盤沈下量（-709mm）と O.P.からT.P.への読替値（-727mm）を用いて，下式に基づくこととする。
〈換算式〉T.P.＝ 旧 O.P-1,436mm

Ⅱ-2-12-添 5-49

※O.P.表記は震災前の「旧 O.P.表記」を指す。
T.P.表記に換算する際は，震災後の地盤沈下量（-709mm）と O.P.からT.P.への読替値（-727mm）を用いて，下式に基づくこととする。
〈換算式〉T.P.＝ 旧 O.P-1,436mm

Ⅱ-2-12-添 5-50

添付資料―６

共用プール冷却機能の喪失評価
1. 原因
共用プール冷却中に，ポンプの故障や地震・津波等の原因により共用プールの冷却機能が喪失し，共用プール水の温度が上昇すると共に共用プール水位が低下する。
2. 対策及び保護機能(1) 待機ポンプ（今後，待機ポンプを 1 台復旧する）を起動させる。
(2) 冷却機能喪失後，共用プールの冷却機能の復旧に長時間を要する場合は，共用プー
ル補給水系により共用プール水の補給を行い，プール水位の異常な低下を防止する。
(3) 地震・津波等により電源喪失が発生し，共用プールの冷却機能が停止し，電源喪失の復旧に長時間を要する場合は，予め免震重要棟西側(T.P.約 35m)に待機している
消防車の配備を行い，直接プールに注水を行うことにより，プール水位の異常な低下を防止する。
3. 評価条件及び評価結果(1) 評価条件
・ 保守的に，使用済燃料から発生する崩壊熱は全て共用プール水の温度上昇及び共用プール水の蒸発に寄与するものとし，外部への放熱は考慮しないものとする。
・ 共用プール水の初期温度は 52℃とする。
・ 共用プール初期水位はオーバーフロー水位付近（有効燃料頂部＋約 7.0m）とする。
・ 共用プールに貯蔵されている使用済燃料は，1〜6 号機の使用済燃料プール燃料及び 5,6 号機の炉心燃料の受け入れに必要な体数を取り出す予定であるが，ORIGEN2を用いた崩壊熱の評価に当たっては，保守的に共用プールからの燃料取出しによる崩壊熱の減少は考慮しない。
・ 平成 25 年 1 月に 5,6 号機使用済燃料プールの燃料取り出し，同年 4 月に 5,6 号
機炉心燃料の取り出し，同年 11 月に 4 号機使用済燃料プールの燃料取り出し，
平成 27 年 1 月に 3 号機使用済燃料プールの燃料取り出し，平成 28 年 1 月に 1,2号使用済燃料プールの燃料取り出しが開始され，即時全ての燃料が共用プールに移送されると仮定して，使用済燃料から発生する崩壊熱を評価した。評価結果を表−1 に示す。
（実際の取り出し時期は確定していないため，取り出し時期が早まり，評価条件を超える場合は再評価を行う）

Ⅱ-2-12-添 6-1

表−１ 使用済燃料から発生する崩壊熱
評価時期(1) 共 用(2)1,2(3)3 号(3)4 号(4)5,6(5)5,6

共 用 プ

プール既

号機 SFP

機 SFP ※

機 SFP ※

号機 SFP

号 機 炉

ー ル で

存燃料の

※

燃料の

燃 料 の

燃 料 の

※

燃料の

心 燃 料

考 慮 す

崩 壊 熱

崩 壊 熱

崩 壊 熱

崩 壊 熱

崩 壊 熱

の 崩 壊

る 発 熱

（MW）

（MW）

（MW）

（MW）

（MW）

熱（MW）

量（MW）

平成 24 年 12 月

1.06

−

−

−

−

−

1.06

平成 25 年 1 月

1.06

−

−

−

0.80

−

1.86

平成 25 年 4 月

1.05

−

−

−

0.76

0.50

2.31

平成 25 年 11 月

1.03

−

−

0.51

0.69

0.40

2.62

平成 27 年 1 月

1.00

−

0.18

0.41

0.59

0.29

2.47

平成 28 年 1 月

0.98

0.25

0.16

0.36

0.54

0.24

2.53

(※SFP:使用済燃料プール)(2) 評価結果
共用プール水位が有効燃料頂部+2m に至るまで：約 19 日
4. 判断基準への適合性の検討
本事象に対する判断基準は，「使用済燃料から発生する崩壊熱を確実に除去できること」である。
共用プールの冷却機能が喪失した後，共用プール水位が，水遮へいが有効とされる
有効燃料頂部+2m に至るまでには，最短でも約 19 日の時間的余裕がある。なお，水遮へいの効果については「Ⅱ.2.12 添付資料―３」に示すとおりである。このことから，
他に緊急度の高い復旧作業がある場合は，そちらを優先して実施することになるが，共用プールの冷却機能の復旧作業を，事前準備が整い次第，速やかに実施することで，共用プール冷却を再開する。また，共用プールの冷却機能の復旧作業に長時間を要する場合にも，共用プール補給水系または消防車※により共用プール水位を保つことは十分可能である。
以上より，共用プールの冷却機能が喪失した場合でも，使用済燃料の冠水は確保され，使用済燃料から発生する崩壊熱が確実に除去されることから，判断基準は満足される。
※：消防車による注水開始までの所要時間（目安）は，作業開始から約 3 時間。

Ⅱ-2-12-添 6-2

添付資料―７

燃料集合体の落下評価
1. 原因
共用プール内における使用済燃料の取扱い中に，何らかの原因で燃料集合体が落下し，放射性物質が放出される。
2. 対策及び保護機能
燃料集合体の落下を防止するため，次のような設計及び運転管理上の対策を講じる。
(1) 燃料取扱装置は，燃料集合体の総重量を十分上回る重量に耐えることのできる強度に設計している。
(2) 燃料つかみ機のワイヤを二重化している。
(3) 燃料つかみ機は，圧縮空気が喪失した場合，燃料集合体が外れないフェイル・セイ
フ設計としている。
(4) 燃料つかみ機が燃料集合体を確実につかんでいない場合には，吊り上げが出来ない
ようなインター・ロックを設けている。
(5) 運転要領を十分整備し，よく訓練された監督者の直接指揮下で燃料取り扱い作業を行う運転管理体制とする。
3. 評価条件及び評価結果
設置許可申請書において，「共用プールにおける燃料集合体落下事象」は，「炉心上への燃料集合体の落下事象」と比較して，敷地境界外の実効線量は小さく，周辺公衆に対し，著しい放射線被ばくのリスクを与えることはないと評価されている。
下表に，「炉心上への燃料集合体の落下事象」と「共用プールにおける燃料集合体落下事象」の評価条件と評価結果を示す。共用プールで取扱う使用済燃料は 19 ヶ月以上冷却された燃料であり，「炉心上への燃料集合体の落下事象」における冷却期間 1 日と比べて長いことからよう素及び希ガスは半減期に応じて減衰しており，また燃料集合体の落下高さの違いから破損燃料も少ない。したがって，大気中に放出される核分裂生成物の量は少なく，これによる敷地境界外の実効線量は，「炉心上への燃料集合体の落下事象」より小さい。

Ⅱ-2-12-添 7-1

原子炉建屋※

共用プール

燃料種類

9×9 燃料9×9 燃料

落下場所

炉心

共用プール燃料ラック上

破損燃料体数

2.3 体

2体

冷却期間

1日

19 ヵ月

放出経路

スタック経由地上放出

4.7×1011Bq

1.3×107Bq

3.2×1014Bq

4.2×1011Bq

0.068mSv

0.068mSv 以下

よう素（I‐131 等価量）大
気放出量
希ガス（γ線実効エネルギ
0.5MeV 換算値）大気放出量
敷地境界での被ばく量※：2～5 号機について記載。

4. 判断基準への適合性の検討
3.に示したとおり，周辺公衆に対し，著しい放射線被ばくのリスクを与えることはない。

Ⅱ-2-12-添 7-2

添付資料−８

使用済燃料共用プール設備の耐震安全性について
1. 概要
使用済燃料共用プール設備の耐震性については，建設時の工事計画認可申請時に確認しているが，当該工事計画認可申請は，発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針の改定（平成１８年）以前におこなったものである。本項では，同指針に基づき策定された基準地震動
Ｓｓに対して，使用済燃料共用プール設備の耐震性を検討した結果を示す。検討対象設備は
耐震Ｓクラス設備である使用済燃料貯蔵ラック，
耐震Ｓクラス設備に対する波及的影響を考慮すべき設備である燃料取扱装置，天井クレーンである。
2. 準拠基準等
本検討は，原則として下記に準拠して行う。
原子力発電所耐震設計技術指針（JEAG 4601・補-1984）
原子力発電所耐震設計技術指針（JEAG 4601-1987）
原子力発電所耐震設計技術指針（JEAG 4601-1991 追補版）
原子力発電所耐震設計技術規程（JEAC 4601-2008）
発電用原子力設備規格 設計・建設規格（JSME S NC1-2005）
また，本検討に用いる設計時の図書は以下のとおり。
工事計画認可申請書（6資庁第2935号 平成6年4月27日認可）
工事計画届出書（総文発官5 第1218 号 平成6 年4 月13 日届出）
3. 使用済燃料貯蔵ラックに対する検討
使用済燃料共用プールに存在する３種類のラック各々に対して，設計時において評価に用いたＳ２地震動の震度と基準地震動Ｓｓの震度との応答比を算出し，設計時におけるＳ２地
震動での応力評価値に乗じることにより，簡易評価を行う（応答倍率法）。応答倍率法の結果，評価が厳しい場合は詳細評価を実施する。
3.1 応答倍率法による検討
3.1.1 検討方法
表１に，各ラック１次モードの固有周期，Ｓ２震度及び基準地震動Ｓｓの震度を示す。
図１に，使用済燃料貯蔵ラックの評価床に対応するG.L.+0.2mでの基準地震動Ｓｓの水平方向の床応答スペクトル図を示す。なお，設計時は使用済燃料貯蔵ラックは１％の減衰定数での床応答スペクトルを用いているが，ここでは過去に当社で実施した類似構造
ラックの加振試験の結果を踏まえ，７％の減衰定数の床応答スペクトルを評価に用いた。
また，鉛直方向はラック評価床G.L.+0.2mでの基準地震動Ｓｓによる最大加速度の1.2
倍（1.2ZPA）を用いた。

Ⅱ-2-12-添 8-1

表１より，応答比は最も震度の差異の大きい鉛直方向の比を採用することとし，基準
地震動Ｓｓの鉛直震度0.49を設計時の鉛直震度0.23で除することにより，2.13と設定した。
添付資料−８では、G.L.±0m=T.P.8.5m(※)とする。
（※）震災後の地盤沈下量（-709mm）と O.P.から T.P.への読替値（-727mm）を用いて，下式に基づき換算している。
〈換算式〉T.P.＝ 旧 O.P-1,436mm

表１ 使用済燃料貯蔵ラックの固有周期及び震度
機器
使用済燃料

固有周期（秒） 設計時の震度（Ｇ） Ｓｓ震度（Ｇ） 応答比
その１

貯蔵ラック
その２
その３

水平：0.097

水平：0.82

水平：0.68

水平：0.83

鉛直：−

鉛直：0.23

鉛直：0.49

鉛直：2.13

水平：0.090

水平：0.73

水平：0.68

水平：0.94鉛直：−

鉛直：0.23

鉛直：0.49

鉛直：2.13

水平：0.110

水平：1.23

水平：0.70

水平：0.57

鉛直：−

鉛直：0.23

鉛直：0.49

鉛直：2.13G.L.+0.2m

図１ 共用プールG.L.+0.2mでの床応答スペクトル（水平方向）

Ⅱ-2-12-添 8-2

3.1.2 検討結果
3.1.1で求めた応答比（2.13）を設計時の応力評価値に乗じた結果を表２に示す。表２より，その１ラック及びその２ラックについては許容応力を満足する結果となった。
なお，許容応力は設計・建設規格（JSME S NC1-2005）に基づき設計時から見直しを行った。
表２ 使用済燃料貯蔵ラックの応答倍率法による検討結果（単位：MPa）
ラック

部位

応力の種類

設計時計算値

Ss 計算値

許容応力

その１

角管

組合わせ

39

84

246

補強板

組合わせ

67

143

246

ボルト

引張

97

207

488

せん断

36

77

375

角管

組合わせ

36

77

246

補強板

組合わせ

58

124

246

ボルト

引張

47

101

488

せん断

21

45

375

その２

3.2 解析モデルによる検討
3.2.1 検討方法
応答倍率法による検討の結果，その３ラックについては補強板の応力が許容応力を超過する結果となったため，その３ラックについて解析モデルを作成し，耐震性の検討を行った。解析コードとしてNASTRANを用いた。図２にその３ラックの解析モデル，表３に重量を示す。検討に用いる水平方向の床応答スペクトルは図１と同様であり，鉛直方
向はラック評価床G.L.+0.2mでの基準地震動Ｓｓによる最大加速度の1.2倍（1.2ZPA）を用いた。

Ⅱ-2-12-添 8-3

長辺方向

短辺方向

図２ 使用済燃料貯蔵ラック（その３）の解析モデル
表３ 使用済燃料貯蔵ラック（その３）の重量（単位：ton）
使用済燃料貯蔵時の

使用済燃料

ラックの

ラックに含まれ

ラック全重量 Wの重量 WF重量 WR

る水の重量 WW

47.84

28.44

14.0

5.4

※1

※1 W=WF+WR+WW
3.2.2 検討結果
表４に使用済燃料貯蔵ラック（その３）のスペクトル応答解析の検討結果を示す。発生応力は許容応力を満足する結果となった。
表４ 使用済燃料貯蔵ラック（その３）スペクトル応答解析の検討結果（単位：MPa）
部材

応力の種類

Ss 計算値

許容応力

角管

組合わせ

33

246

補強板

組合わせ

78

246

基礎ボルト

引張

12

488

せん断

14

375

Ⅱ-2-12-添 8-4

4. 燃料取扱装置に対する検討
4.1 検討方法
設計時において評価に用いたＳ２地震動の震度と基準地震動Ｓｓの震度との応答比を算出し，設計時におけるＳ２地震動での応力評価値に乗じることにより，簡易評価を行う（応答倍率法）。応答倍率法の結果，評価が厳しい場合は以下の式に示すように設計時の水平震度による組合わせ応力，
設計時の鉛直震度による組合わせ応力それぞれに応答比を乗じることで検討を行う。表５に，設計時のＳ２震度，基準地震動Ｓｓの震度及び応答比を示す。図３に，燃料取扱装置の評価床であるG.L.+17,2mでの基準地震動Ｓｓの水平方向の床応答スペクトル図を示す。また，図４に，鉛直方向の床応答スペクトルを示す。設計時において燃料取扱装置は複数の次数の固有周期および震度を用いて評価しているが，本検討では保守的に設計時の震度と基準地震動Ｓｓでの震度の比がもっとも大きいものを応答比として用いた。表５より，応答倍率法に用いる応答比は水平・鉛直のうちより値の大きい鉛直の応答比である7.79を用いた。また，応答比を水平・鉛直それぞれ検討に用いる場合，水平：1.95，鉛直：7.79を用いた。

2

発生応力：

H

H

2
V

V

0

βH：水平方向の応答比
βV：鉛直方向の応答比
σH：設計時のＳ２地震動における水平震度による組合わせ応力σV：設計時のＳ２地震動における鉛直震度による組合わせ応力σ0：設計時のＳ２地震動における地震以外の応力（自重）
表５ 燃料取扱装置の評価に用いる震度及び応答比
機器

設計時の震度（Ｇ） Ｓｓ震度（Ｇ）

応答比

燃料取扱装置

水平：0.76

水平：1.48

水平：1.95

鉛直：0.23

鉛直：1.79

鉛直：7.79

Ⅱ-2-12-添 8-5

G.L.+17.2m

図３ 共用プールG.L.+17.2mでの床応答スペクトル（水平方向）
G.L.+17.2m

図４ 共用プールG.L.+17.2mでの床応答スペクトル（鉛直方向）

Ⅱ-2-12-添 8-6

4.2 検討結果
応答比（7.79）を用いた応答倍率法による検討，または設計時の水平震度による組合
わせ応力，鉛直震度による組合わせ応力それぞれに応答比（水平：1.95，鉛直：7.79）
を乗じることで検討を行った結果を表６に示す。表６より，基準地震動Ｓｓによる計算
値は許容応力を満足する結果となった。なお，燃料取扱装置は図５に示すように脱線防止ラグを有しており，レールからの脱落を防止する構造になっている。
表６ 燃料取扱装置に対する検討結果（単位：MPa）
部位

応力の種類

構造物フレーム

評価方法

※

設計時

Ｓｓ

許容応力

計算値

計算値

組合わせ

Ｂ

136

222

276

ブ

脱線防止

本体

組合わせ

Ａ

4

32

253

リ

ラグ

取付

引張

Ａ

7

55

350

ボルト

せん断

Ａ

5

39

269

ブリッジガ

本体

組合わせ

Ａ

24

187

253

イドフレー

取付

引張

Ａ

5

39

350

ム

ボルト

せん断

Ａ

13

102

269

ト

トロリ脱線

本体

組合わせ

Ａ

3

24

253

ロ

防止ラグ

取付

引張

Ａ

1

8

350

ボルト

せん断

Ａ

2

16

269

組合わせ

Ａ

26

203

548

ッ
ジ

リ
走行レール

※ Ａ：応答倍率法による評価（応答比：7.79）
Ｂ：設計時の水平・鉛直震度による組合わせ応力それぞれに応答比を乗じた評価（水平：1.95，鉛直：7.79）
トロリ
ブリッジ

脱線防止ラグ

脱線防止ラグ

走行レール

走行レール

図５ 燃料取扱装置概念図

Ⅱ-2-12-添 8-7

5. 天井クレーンに対する検討
5.1 検討方法
天井クレーンは基準地震動ＳｓによりＳクラス設備への波及的影響を及ぼさないことが要求される。本検討では，基準地震動Ｓｓにおいて天井クレーンがランウェイガーダから脱落し落下する事のないことを，時刻歴応答解析を用いることにより天井クレーンの浮き上がり量を評価することで確認する。また，あわせて天井クレーンに発生する応力を検討する。
天井クレーンは共用プールエリア及びキャスク搬出入エリアの２台が存在するため，
本
検討では両者について確認を行う。図６及び図７に，検討に用いる解析モデル，図８及び図９に入力値である基準地震動Ｓｓの時刻歴波形を示す。検討に用いる時刻歴波形は，各天井クレーンの鉛直方向固有周期における応答スペクトル値が最も大きいSs-1を用いた。
検討には解析コードとしてNASTRANを用いた。

Ⅱ-2-12-添 8-8

ギャップ要素を入れ，車輪，レール間のすべり，摩擦，浮き上がりを考慮できる解析モデルを設定

図６ 共用プールエリア天井クレーンの解析モデル

ギャップ要素を入れ，車輪，レール間のすべり，摩擦，浮き上がりを考慮できる解析モデルを設定

図７ キャスク搬出入エリア天井クレーンの解析モデル

Ⅱ-2-12-添 8-9

図８ 基準地震動Ｓｓの時刻歴波形（共用プールエリア天井クレーン）Ⅱ-2-12-添 8-10

図９ 基準地震動Ｓｓの時刻歴波形（キャスク搬出入エリア天井クレーン）Ⅱ-2-12-添 8-11

5.2 検討結果
時刻歴応答解析により評価した各天井クレーンの浮き上がり量を表７に示す。また，
各天井クレーンの応力を表８に示す。基準地震動Ｓｓによる応力を試算した結果，評価
値は許容応力に対して裕度を有している。また，浮き上がり量は各天井クレーンの脱線防止ラグとランウェイガーダのクリアランス以下であり，接触しないため（図１０参照），
ランウェイガーダ及び脱線防止ラグが損傷することはなく，天井クレーンは落下しない
ことが確認できた。
表７ 各天井クレーンの浮き上がり量（単位：mm）
種類

部位

浮き上がり量

脱線防止ラグとランウェイ
ガーダとのクリアランス

共用プールエリア

ガーダ

8.1

65

キャスク搬出入エリア

ガーダ

8.2

65

表８ 各天井クレーンの応力検討結果（単位：MPa）
種類

部位

評価値

許容応力

共用プールエリア

ガーダ

185

392

キャスク搬出入エリア

ガーダ

99

336
ガーダ

車輪

鉛直方向クリアランス 65mm
（各天井クレーン同一）

走行レール

ランウェイガーダ
65mm

脱線防止ラグ

図１０ 天井クレーン脱線防止ラグ周り概念図
6. まとめ使用済燃料貯蔵ラック，燃料取扱装置及び天井クレーンについて，基準地震動Ｓｓに対する耐震安全性評価を実施したところ，いずれも評価基準値に対して裕度を有していることを
確認した。
以上

Ⅱ-2-12-添 8-12

添付資料―９―１

使用済燃料貯蔵ラック（49 体）について
1. 背景
共用プールに，1～4 号機原子炉建屋内の使用済燃料プールに貯蔵中の使用済燃料及び新燃料，
5,6 号機原子炉建屋内の使用済燃料プール及び炉内に貯蔵中の使用済燃料（合計 5,936
体)の受け入れを計画している。その中には，震災前から使用済燃料プールに貯蔵されている変形燃料や破損燃料，震災時に破損した可能性のある燃料が含まれている。変形燃料の貯蔵にあたっては，変形の程度に対して，物理的に貯蔵できるとともに，臨界を防止することが必要である。また破損燃料の貯蔵にあたっては，破損形態に応じて，使用済燃料収
納缶に収納することにより放射性物質の拡散を抑制するとともに，臨界を防止することが必要である。
このため，上記の燃料の貯蔵を目的とした使用済燃料貯蔵ラックを設置する。
2.使用済燃料貯蔵ラック（49 体）および使用済燃料収納缶（小）について
 使用済燃料収納缶（小）とは，燃料ハンドル部の変形が小さい燃料，または使用済
燃料プールに貯蔵されている破損燃料（破損の疑いがある燃料を含む）を収納する缶であり，使用済燃料収納缶（小）ごと使用済燃料貯蔵ラック（49 体）に貯蔵することが可能である。なお，健全燃料についても使用済燃料収納缶（小）に収納し，使用済燃料貯蔵ラック（49 体）に貯蔵することが可能である。
 使用済燃料貯蔵ラック（49 体）には使用済燃料収納缶（小）に収納しない燃料集合体 1 体，および使用済燃料収納缶（小）に収納された燃料集合体 48 体を貯蔵する。
なお，使用済燃料収納缶（小）に収納しない燃料集合体とは，4 号機において震災前の取扱中にチャンネルボックスおよびハンドルの変形が認められた使用済燃料（7×7 燃料）である。
3. 安全機能の維持の確認
使用済燃料貯蔵ラック（49 体）の安全機能は以下の別添―１～４にて確認している。
 別添―１ 使用済燃料貯蔵ラック（49 体）の核燃料物質が臨界に達しないことを説明する書類 別添―２ 使用済燃料貯蔵ラック（49 体）の耐震設計の基本方針
 別添―３ 使用済燃料貯蔵ラック（49 体）の耐震性についての計算書
 別添―４ 使用済燃料貯蔵ラック（49 体）設置後の使用済燃料共用プールの水深の遮へい能力に関する説明書
 別添―５ 使用済燃料収納缶（小）についての説明書

Ⅱ-2-12-添 9-1-1

添付資料―９―１ 別添―１

使用済燃料貯蔵ラック(49 体)の核燃料物質が臨界に達しないことを説明する書類
1.1 基本的考え方
使用済燃料共用プールの使用済燃料貯蔵ラック（49 体）は，想定される厳しい状態において貯蔵する燃料が臨界に達することを防止する設計とする。また，使用済燃料貯蔵ラック（49 体）は，臨界防止のため以下の配慮を行う。
 貯蔵する燃料の中心間距離をラックの格子および格子内のスペーサで確保する。
 ラック構造材にはステンレス鋼を使用する。
1.2 設計基準
想定される厳しい状態において，実効増倍率（keff）を 0.95 以下とすることを設計基準とする。
1.3 評価条件
以下の２通りの条件で評価を行うものとする。
①燃料棒の形状が維持されているが，取扱いを考慮して使用済燃料収納缶（小）を用いる場合②燃料棒の形状が維持されていないと仮定した場合
各評価条件を以下に示す。
①燃料棒の形状が維持されているが，取扱いを考慮して使用済燃料収納缶（小）を用いる場合
臨界解析モデルを図－１に示す。実効増倍率を大きく見積るため，評価条件を下記の通りとした。
 使用済燃料貯蔵ラック（49 体）には使用済燃料収納缶（小）に収納しない燃料集合体 1 体，および使用済燃料収納缶（小）に収納された燃料集合体 48 体を貯蔵する。
なお，使用済燃料収納缶（小）に収納しない燃料集合体とは，４号機において震災前の取り扱い中にチャンネルボックスおよびハンドルの変形が認められた使用済燃料（７×７燃料）である。
 使用済燃料収納缶（小）に収納しない燃料集合体の U-235 の濃縮度は未照射のまま減損しない値とし，７×７燃料の集合体平均値 2.5wt%とする。また，中性子吸収断面積の大きい Gd は無視する。

Ⅱ-2-12-添 9-1-2

 使用済燃料収納缶（小）に収納しない燃料集合体のチャンネルボックスの変形による燃料棒間隔の変位の可能性を考慮し，実効増倍率が高くなるようラック格子内で
燃料棒間隔を最適間隔に広げた評価とする。なお，当該格子には燃料集合体を保持する筒およびスペーサを設置する予定であるが，燃料棒間隔を最大限広げる場合が保守的であり，考慮しない。
 使用済燃料収納缶（小）に収納された燃料集合体の U-235 の濃縮度は未照射のまま減損しない値とし，９×９燃料の集合体平均値 3.9wt%とする。また，中性子吸収断面積の大きい Gd は無視する。
 使用済燃料収納缶（小）に収納された燃料集合体は変形を考慮して使用済燃料収納
缶（小）内で燃料棒が最適な状態に広がった配列とする。
 ラックおよび使用済燃料収納缶（小）の板厚は，製造公差を考慮した最小値とする。
 ラックの貯蔵ピッチは，製造公差を考慮した最小値とする。
 ラック内の使用済燃料収納缶（小）配置は，スペーサ間の範囲で偏心配置（ラック
中心寄り）を考慮する。
 ラックが無限に並んだ状態として，高さ方向無限，かつラック周囲での境界条件を完全反射とする。
 チャンネルボックスを水に置き換える。
 水温は 100℃とする。
②燃料棒の形状が維持されていないと仮定した場合
臨界解析モデルを図－２に示す。実効増倍率を大きく見積るため，評価条件を下記の通りとした。
 使用済燃料貯蔵ラック（49 体）には使用済燃料収納缶（小）に収納しない燃料集合体 1 体，および使用済燃料収納缶（小）に収納された燃料集合体 48 体を貯蔵する。
なお，使用済燃料収納缶（小）に収納しない燃料集合体とは，４号機において震災前の取り扱い中にチャンネルボックスおよびハンドルの変形が認められた使用済燃料（７×７燃料）である。
 使用済燃料収納缶（小）に収納しない燃料集合体の U-235 の濃縮度は未照射のまま減損しない値とし，７×７燃料の集合体平均値 2.5wt%とする。また，中性子吸収断面積の大きい Gd は無視する。
 使用済燃料収納缶（小）に収納しない燃料集合体のチャンネルボックスの変形による燃料棒間隔の変位の可能性を考慮し，実効増倍率が高くなるようラック格子内で
燃料棒間隔を最適間隔に広げた評価とする。なお，当該格子には燃料集合体を保持する筒およびスペーサを設置する予定であるが，燃料棒間隔を最大限広げる場合が保守的であり，考慮しない。

Ⅱ-2-12-添 9-1-3

 使用済燃料収納缶（小）に収納された燃料集合体は，燃料集合体の形状維持を前提としないため，以下の条件を設定する。
・燃料被覆管が破損しペレットが使用済燃料収納缶（小）内に放出されたことを仮定し，使用済燃料収納缶（小）内にペレットと水が非均質に混ざった状態とする。
・水／ウラン比，燃料粒子径が最適な状態とする。
・U-235 の濃縮度は未照射のまま減損しない値とし，９×９燃料のペレット最高濃縮度 4.9wt%とする。また，中性子吸収断面積の大きい Gd は無視する。
 ラックおよび使用済燃料収納缶（小）の板厚は，製造公差を考慮した最小値とする。
 ラックの貯蔵ピッチは，製造公差を考慮した最小値とする。
 ラック内の使用済燃料収納缶（小）配置は，スペーサ間の範囲で偏心配置（ラック
中心寄り）を考慮する。
 ラックが無限に並んだ状態として，高さ方向無限，かつラック周囲での境界条件を完全反射とする。
 チャンネルボックスを水に置き換える。
 水温は 100℃とする。
1.4 評価方法
使用済燃料貯蔵ラック（49 体）の実効増倍率は，使用済燃料収納缶（小），ラックの形状を模擬した計算モデルを用い，計算には KENO-V.a コードを用いる。
1.5 評価結果
使用済燃料貯蔵ラック（49 体）の実効増倍率は，表－1 に示す通り設計基準を満足している。
表―１ 評価結果
使用済燃料収納缶（小）内の燃料条件

実効増倍率※１①燃料棒の形状が維持された燃料

0.84②燃料棒の形状が維持されていない燃料

0.93※１ モンテカルロ計算の統計誤差（3σ）を考慮した値

Ⅱ-2-12-添 9-1-4

設計基準
0.95

【ラック全体図】【使用済燃料収納缶（小）に収納された燃料集合体の詳細】【使用済燃料収納缶（小）に収納しない燃料集合集合体の詳細】

図－１ 臨界解析モデル（燃料棒の形状が維持されているが，取扱いを考慮して使用済燃料収納缶（小）を用いる場合）

Ⅱ-2-12-添 9-1-5

【ラック全体図】【使用済燃料収納缶（小）に収納された燃料集合体の詳細】【使用済燃料収納缶（小）に収納しない燃料集合集合体の詳細】

図－２ 臨界解析モデル（燃料棒の形状が維持されていないと仮定した場合）

Ⅱ-2-12-添 9-1-6

参考資料
臨界解析に用いるコード（KENO-Ⅴ.a）について（１） 概要KENO-Ⅴ.a コードは，米国オークリッジ国立研究所（ORNL）で開発されたモンテカルロ
法に基づく公開の臨界解析コードであり，輸送容器の臨界解析などに利用されている。
（２） 機能KENO-Ⅴ.a コードは，臨界解析に際して以下の機能を有している。
① 実際に中性子が出会う物理現象を確率理論を用いて模擬するため，どのような物理的問題にも適用できる。なお，統計的な手法を用いるため，計算結果には統計誤差が付随する。
② 一次元～三次元の任意形状の体系を扱うことができる。
（３） 解析フロー
KENO-Ⅴ.a コードの解析フローを図－３に示す。
（４） 使用実績
KENO-Ⅴ.a コードは，国内外で輸送容器の臨界解析をはじめ，使用済燃料貯蔵ラックや核燃料施設の臨界解析に使用されている。
（５） 検証米国のバッテル研究所（パシフィック ノースウエスト研究所，PNL）で行われた臨界実験*1 の中から 16 種類の臨界体系をベンチマーク試験*2 として選び，検証を行った。
*1 S. R. Bierman and E. D. Clayton, “Criticality Experiments with Subcritical Clusters of
2.35 Wt% and 4.31 Wt% 235U Enriched UO2 Rods in Water with Steel Reflecting Walls ” ,NUREG/CR-1784(PNL-3602), U.S. Nuclear Regulatory Commission, April 1981.
*2“International Handbook of Evaluated Criticality Safety Benchmark Experiments”,
LEU-COMP-THERM-010,
LEU-COMP-THERM-013,
LEU-COMP-THERM-017,
LEU-COMP-THERM-042,
NEA/NSC/DOC(95)03, September 2009.

Ⅱ-2-12-添 9-1-7

開始

データのインプット
・断面積データ・モデル形状データ
・中性子発生数，世代数の設定

中性子発生（世代ごと）

中性子ふるまいの追跡（漏れ，吸収，核分裂等）

実効増倍率の計算

NO

全世代終了
YES

終

図－３

了

KENO-Ⅴ.a コードの解析フロー図

Ⅱ-2-12-添 9-1-8

添付資料―９―１ 別添―２

使用済燃料貯蔵ラック（49 体）の耐震設計の基本方針
使用済燃料貯蔵ラック（49 体）の耐震設計は，次の基本方針に基づいて行う。
1.

設備の重要度による耐震クラス分類
耐震クラス

Ｓ

Ⅱ-2-12-添 9-1-9

2.

構造計画

計画の概要
主要区分

概略構造図

摘要

基礎・支持構造物

主体構造（１）使用済燃料貯蔵ラック

使用済燃料貯蔵ラステンレス鋼製角・使用済燃料（49 体）ック（49 体）は，

形枠組構造

貯蔵ラック

縦置型で共用プー（49 体）

ルの床に置かれた
コモンベース上に設置されラック取Ⅱ-2-12-添 9-1-10付ボルトで固定している。コモンベースは，共用プール床に取り付けられてある基礎ボル
トにより固定している。

Ⅱ-2-12-添 9-1-10

3.

設計用地震力

耐震クラス
Ｓ

設計用地震波
基準地震動Ｓｓ

適用する地震動等

動的解析法
モーダル解析による応答スペクトル法

Ⅱ-2-12-添 9-1-11
Ⅱ-2-12-添 9-1-11

水平
Ｓｓ

鉛直
Ｓｓ

設計用地震力
水平地震力，鉛直地震力は動的解
析により得られた地震力とする。

4.

荷重の組合せと許容限界
記号の説明

D

：死荷重

PD

：地震と組合わすべきプラントの運転状態Ⅰ及びⅡ（運転状態Ⅲがある場合はこれを含む）における圧力荷重又は当該設備に設計上定められた最高使用圧力による荷重

MD：地震と組合わすべきプラントの運転状態Ⅰ及びⅡ（運転状態Ⅲがある場合はこれを含む）における機械的荷重又は当該設備に設計上定められた機械的荷重

Ss：基準地震動Ｓｓにより定まる地震力

(注)

ft

：ボルト材以外の支持構造物に対しては設計･建設規格SSB-3121.1，ボルト材に対しては設計･建設規格SSB-3131により規定される供用状態Ａ及びＢでの許容引張応力

(注)

fs

：ボルト材以外の支持構造物に対しては設計･建設規格SSB-3121.1，ボルト材に対しては設計･建設規格SSB-3131により規定される供用状態Ａ及びＢでの許容せん断応力

(注)

fc

：ボルト材以外の支持構造物に対して設計･建設規格SSB-3121.1により規定される供用状態Ａ及びＢでの許容圧縮応力

(注)

fb

：ボルト材以外の支持構造物に対して設計･建設規格SSB-3121.1により規定される供用状態Ａ及びＢでの許容曲げ応力＊＊

ft ，fs ，fc＊，fb＊：供用状態Ｄｓに対する許容応力算定に用いる応力であって，上記のft，fs，fc，fbの値を算出する際，以下の読み替えを行って算出した値。その他の支持構造物の場合，下記（注）の Sy を1.2Sy と読み替える。ただし，
ステンレス鋼及び高ニッケル合金を除く。

τb：基礎ボルトに生じるせん断応力（注）クラス３支持構造物及びその他支持構造物に対する ft，fs，fc，fb の値の算出において，F 値は次の値を用いる。

F = Min[Sy，0.7Su]
ただし，使用温度が 40℃を超えるオーステナイト系ステンレス鋼及び高ニッケル合金にあっては，

F = Min[1.35Sy，0.7Su，Sy(RT)]ここで，F ： 許容応力算定用基準値，材料の許容応力を決定する場合の基準値

Ⅱ-2-12-添 9-1-12

(1) 支持構造物

耐
震
ク
ラ
ス

荷重組合せ

供用状
態

許容限界（ボルト等以外）

許容限界（ボルト等）

一次応力

一次応力

引張

せん断

圧縮

曲げ

組合せ

引張

せん断

適用範囲

組合せ
・使用済燃料貯蔵ラック（49 体）
・ラック取付ボルト

Ｓ

D＋PD＋MD＋Ss

Ｄｓ

1.5ft

*

1.5fs

*

1.5fc

*

1.5fb

*

*

1.5ft

*

1.5ft

1.5fs

*

*

*

Min{1.5ft ，(2.1ft －1.6τb)}・基礎ボルト・スペーサ

Ⅱ-2-12-添 9-1-13

・スペーサ下部支持部材

Ⅱ-2-12-添 9-1-13

添付資料―９―１ 別添―３

使用済燃料貯蔵ラック(49 体)の耐震性についての計算書
１．一般事項
本計算書は，使用済燃料貯蔵ラック（49 体）（以下「ラック」という。）の耐震性についての計算方法と計算結果を示す。
1.1 計算条件(1) ラックは，使用済燃料共用プール（以下｢共用プール｣という。）の底部に基礎ボルトを介して据え付けられたコモンベース上にラック取付ボルトで固定されるものとする。
(2) ラックの質量には，使用済燃料収納缶（小）及びこれに収納されている使用済燃料の質量とラック自身の質量のほか，使用済燃料収納缶（小）とラックに含まれる水の質量及びラック外形の排除水質量*を考慮する。
尚，49 ヶ所の貯蔵セルのうち、中央のセル１ヶ所については，使用済燃料収納缶（小）ではなく変形した使用済燃料を貯蔵するものとする。
(3) 水平方向地震動と鉛直方向地震動を解析モデルへ別々に入力して地震荷重，応力を求め，それらを適切に組み合わせて評価を行う。
構造概要図を図１－１に示す。
注記＊：排除水質量とは，水中の機器の容積により排除される機器の周囲の流体の質量である。
1.2 準拠基準等
本検討は原則として下記に準拠して行う。
・原子力発電所耐震設計技術指針（JEAG 4601・補-1984）
・原子力発電所耐震設計技術指針（JEAG 4601-1987）
・原子力発電所耐震設計技術指針（JEAG 4601-1991 追補版）
・原子力発電所耐震設計技術規程（JEAC 4601-2008）
・発電用原子力設備規格 設計・建設規格（JSME S NC1-2005/2007）
・鋼構造設計規準－許容応力度設計法－（社団法人 日本建築学会（2005 年 9 月））
・日本産業規格（JIS）

Ⅱ-2-12-添 9-1-14

ラック本体4.7m

ラック取付ボルト
基礎ボルト
コモンベース

1.8m

B 部詳細図

1.8m
燃料支持板
ベース

0.1m

B

図１－１ 構造概要図（使用済燃料貯蔵ラック（49 体））

Ⅱ-2-12-添 9-1-15

1.3 記号の説明

記

号

記

号

の

説

明

単

位

Ａ

スペーサ下部支持部材の断面積㎜2Ａｂ

ラック取付ボルト又は基礎ボルトの軸断面積㎜2

Ａｆ

圧縮フランジの断面積㎜2

ＡＳ

スペーサの面積㎜2

ＣＨ

水平方向設計震度－Ｃｖ

鉛直方向設計震度

－

Ｅ

縦弾性係数

ＭＰa

Ｆ

設計・建設規格 SSB-3121.3 又は SSB-3133 に定める値

ＭＰa

Ｆｉ

ベース又はコモンベース底部に作用するせん断力

Ｎｆｊ

ベース又はコモンベース端から lｊの位置にあるラック取付ボＮ＊

ルト又は基礎ボルトに作用する引張力（１本当り）
ｆ０

スペーサ下部支持部材の許容組合せ応力

ＭＰa

ｆｃｂ

スペーサ下部支持部材の許容曲げ応力

ＭＰa

ｆｃ

スペーサの許容圧縮応力

ＭＰa

ｆｓ

部材の許容せん断応力

ＭＰa

ｆｓｂ

せん断力のみを受けるラック取付ボルト又は基礎ボルトの許ＭＰa

容せん断応力ｆＳＳ

スペーサ下部支持部材の許容せん断応力

ＭＰa

ｆｔ

部材の許容引張応力

ＭＰa

ｆｔｏ

引張力のみを受けるラック取付ボルト又は基礎ボルトの許容

ＭＰa

引張応力
ｆｔｓ

引張力とせん断力を同時に受けるラック取付ボルト又は基礎

ＭＰa

ボルトの許容引張応力ｍ／ｓ2g

重力加速度（＝9.80665）

H

スペーサ下部支持部材の高さmm

Ｌ

支点間の距離mm

Ｌ１

スペーサ下部支持部材とセル壁面との距離

mm

lｉｇ

ベース又はコモンベース端から重心までの距離㎜

lｊ

ベース又はコモンベース端からラック取付ボルト又は基礎ボ㎜

ルトまでの距離Ｍ

曲げモーメントＮ・㎜

Ｍｉ

ベース又はコモンベース底部の転倒モーメントＮ・㎜ｍ

使用済燃料収納缶（小）貯蔵時のラック全質量kg

Ⅱ-2-12-添 9-1-16

記

号

記

号

の

説

明

単

位

ｎ

ラック取付ボルト又は基礎ボルトの全本数－

ｎｊ

ベース又はコモンベース端から lｊの位置にあるラック取付ボ－

ルト又は基礎ボルトの本数
Ｐ

スペーサおよびスペーサ下部支持部材への荷重

Ｎ

Ｓｕ

設計・建設規格 付録材料図表 Part5 表９に定める値

ＭＰa

Ｓｙ

設計・建設規格 付録材料図表 Part5 表８に定める値

ＭＰaＺ

スペーサ下部支持部材の断面係数㎜３

Λ

スペーサの限界細長比－λスペーサの有効細長比－σ0

スペーサ下部支持部材に生じる組合せ応力

ＭＰa

σｂ

ラック取付ボルト又は基礎ボルトに生じる引張応力

ＭＰa

σＣ

スペーサに生じる圧縮応力

ＭＰa

σcb

スペーサ下部支持部材に生じる曲げ応力

ＭＰa

σｆａ

部材に生じる組合せ応力

ＭＰa

σｘ，σｙ

部材に生じる引張応力

ＭＰa

τｂ

ラック取付ボルト又は基礎ボルトに生じるせん断応力

ＭＰa

τＳ

スペーサ下部支持部材に作用するせん断応力

ＭＰa

τｘｙ

部材に生じるせん断応力ＭＰa

注記１）添字ｉの意味は，以下のとおりとする。また，添字ｊは１～１２までの数字を示すものとする。
ｉ＝Ｘ：Ｘ方向
ｉ＝Ｙ：Ｙ方向２．計算方法2.1 固有周期の計算方法
ラックはシェル要素を用いた有限要素モデルとする。
ラックの計算モデルを図２－１に示す。固有周期は，計算機コード「NASTRAN」を用いて求める。

Ⅱ-2-12-添 9-1-17図２－１ 使用済燃料貯蔵ラック（49 体）計算モデル

Ⅱ-2-12-添 9-1-18

2.2 応力の計算方法
2.2.1 部材の応力部材についての応力計算は，図２－１の計算モデルにて計算機コードを使用して行い，引張応力，せん断応力を求め，本項に示す計算方法に従って組合せ応力を計算する。
計算機コード内では，各部材の局所座標系及びせん断応力τｘｙ，引張応力σｘ，σｙの作用する向きを，図２－２に示すように設定している。
σｙ
τｘｙ
τｘｙ
σｘ
σｘ

ｙ
σｙ

τｘｙ

τｘｙ

ｘ

図２－２ 部材の応力
各部材の組合せ応力σｆａは，上記で計算したせん断応力τｘｙ，引張応力σｘ，σｙを用いて，次式より求める。

 fa   x 2   y 2   x   y  3  xy2

Ⅱ-2-12-添 9-1-19

2.2.2 ボルトの応力
図２－１の計算モデルにて荷重計算を計算機コードを使用して行い，求められた
地震時にラックに作用する転倒モーメントＭｘ及びベース底部に作用するせん断力Ｆｘが，ラックに図２－３のように負荷されるものとしてラック取付ボルトおよび基礎ボ
ルトの応力を求める。

図２－３ ラック取付ボルトおよび基礎ボルトの応力

Ⅱ-2-12-添 9-1-20

(１) 引張応力
Ａ点まわりのモーメントの平衡によりラック取付ボルトおよび基礎ボルト１本当りの引張力ｆｊを求める。
ｆ１＞ｆ２＞…＞ｆj-1＞ｆj の関係にあるのでｆ１のみを求める。

f1 



l1 M X  1  CV   m  g  l Xg

n1  l12  n2  l 22    n j 1  l 2j 1  n j  l 2j

引張力ｆ１によりラック取付ボルトおよび基礎ボルトに生じる引張応力σｂは，次式により求める。

b 

f1
Ab

ただし，ｆ１の値が負のときはラック取付ボルトおよび基礎ボルトに引張力が生じないので，引張応力の計算は行わない。
(２) せん断応力
ラック取付ボルトおよび基礎ボルトに対するせん断力はボルト全本数で受けるものとして計算する。
せん断力ＦＸによりラック取付ボルトおよび基礎ボルトに生じるせん断応力τｂは，次式により求める。

b 

FX
n  Ab

Ⅱ-2-12-添 9-1-21

2.2.3 スペーサ及びスペーサ下部支持部材の応力
使用済燃料貯蔵ラック(49 体)セル内の上下端に取付けるスペーサおよびスペーサ
下部支持部材の条件は図２－４のａ部もしくはａ’部のどちらかに属すると考えられる。
ａ部とａ’部の部位を比較すると，図２－４の矢印方向から荷重を受けたとき，ａ’部は隣り合うセルのスペーサおよびスペーサ下部支持部材も強度部材として寄与す
るが，ａ部は隣り合うセルが無いため，ａ’部に比べ，強度上不利である。
したがって，代表してａ部を評価する。

図２－４ 使用済燃料貯蔵ラック（49 体）上面図(１) 作用荷重
使用済燃料収納缶（小）に働く地震力が，セル１面の上下部スペーサ部に作用するものとする。
P

1
 CH  m  g
4(２) スペーサに生じる圧縮応力

C 

P
AS

Ⅱ-2-12-添 9-1-22

(３) スペーサ下部支持部材に生じる曲げ応力M  P  L1

 cb 

MZ(４) スペーサ下部支持部材に生じるせん断応力

S 

P
A

(５) スペーサ下部支持部材に生じる組合せ応力 0   cb 2  3   s 2

Ⅱ-2-12-添 9-1-23

３．評価方法
3.1 固有周期の評価
2.1 項で求めた固有周期から「添付資料－９－１

別添－２ 使用済燃料貯蔵ラック（49 体）の耐震設計の基本方針」に基づき，水平方向設計震度を求める。
3.2 応力の評価
3.2.1 部材の応力評価
2.2.1 項で求めた各部材の引張応力σｘ，σｙ及び組合せ応力σｆａが，許容引張応力ｆｔ以下であること。
また，2.2.1 項で求めた各部材のせん断応力τｘｙが，許容せん断応力ｆｓ以下であること。
ただし，ｆｔ及びｆｓは下表による。

地震力の種類

基準地震動Ｓs*

許容引張応力 ｆｔ

F
・1.5
1.5
F*

許容せん断応力 ｆｓ・1.5
1.5・ 3Ⅱ-2-12-添 9-1-24

3.2.2 ラック取付ボルト及び基礎ボルトの応力評価
2.2.2 項で求めたラック取付ボルト及び基礎ボルトの引張応力σｂが，次式より求めた許容引張応力ｆｔｓ以下であること。
また，2.2.2 項で求めたラック取付ボルト及び基礎ボルトのせん断応力τｂが，せん断力のみを受けるボルトの許容せん断応力ｆｓｂ以下であること。
ｆｔｓ＝1.4ｆｔｏ－1.6τｂ
かつ，
ｆｔｓ≦ｆｔｏただし，ｆｔｏ及びｆｓｂは下表による。

地震力の種類

基準地震動ＳS*

許容引張応力 ｆｔｏ

許容せん断応力 ｆｓｂ

F
・1.5
2
F

*

・1.5
1.5・ 3Ⅱ-2-12-添 9-1-25

3.2.3 スペーサおよびスペーサ下部支持部材の応力評価
2.2.3 項で求めたスペーサの圧縮応力が次式で求めた許容圧縮応力ｆｃ以下であること。2.2.3 項で求めたスペーサ下部支持部材に生じる曲げ応力，せん断応力，組合
せ応力がそれぞれ，次式で求めた許容曲げ応力ｆｃｂ，許容せん断応力ｆＳＳ，許容組合せ応力ｆ０以下であること。

地震力の種類

許容圧縮応力 ｆＣ

許容曲げ応力 ｆｃｂ

許容せん断応力 ｆＳＳ

基準地震動ＳS
2


 F*
 
1
0.4
 1.5
  











0.433  E  AfF* min1.5 ,1.5 

LH
1.5 

1.5 

F*
1.5 3

1.5 

許容組合せ応力ｆ０

Ⅱ-2-12-添 9-1-26

F*
1.5

４．評価条件

基準地震動ＳＳ
機 器 名 称

使用済燃料貯蔵ラック（49 体）

Ⅱ-2-12-添 9-1-27

注記

耐震設計上の据付場所及び床面高さ

重要度分類

S

（ｍ）

次

運用補助共用施設
G.L. -1.3 *1

数

１次
２次
３次

*5

鉛直方向
設計震度

（℃）

（℃）

*2
*3
*4

Ｃｖ＝0.49

66－*2：基準地震動ＳＳに基づく動的解析より得られる応答値（１次固有周期：ＣＨ＝0.84）*3：基準地震動ＳＳに基づく動的解析より得られる応答値（２次固有周期：ＣＨ＝0.89）*4：基準地震動ＳＳに基づく動的解析より得られる応答値（３次固有周期：ＣＨ＝0.89）*5：基準地震動ＳＳにより定まる動的震度（ＣＨ＝0.67）についても考慮する。

添付資料－９では、G.L.±0m=T.P.8.5m(※)とする。
（※）震災後の地盤沈下量（-709mm）と O.P.から T.P.への読替値（-727mm）を〈換算式〉T.P.＝ 旧 O.P-1,436mm

Ⅱ-2-12-添 9-1-27

周囲環境温度

水平方向
設計震度*1：基準床レベルを示す。

用いて，下式に基づき換算している。

最高使用温度

５．評価結果(1) 部材に生じる応力
ラック
使用済燃料貯蔵ラック（49 体）（単位：ＭＰa）

部 材

ラック本体

材

料

SUS304

応力

組合せ

基準地震動ＳＳ
算出応力
σｆａ ＝

許容応力

29

fｔ ＝

205

許容応力以下である。
(2) ラック取付ボルトに生じる応力
ラック

部

材

材

（単位：ＭＰa）
料

使用済燃料貯蔵ラック

SUS630

ラック（49 体）

取付ボルト

H1150

応

力

引張り

基準地震動ＳＳ
算出応力
σｂ ＝

許容応力

33 ｆｔｓ ＝455

許容応力以下である。
(3) 基礎ボルトに生じる応力
ラック
使用済燃料貯蔵ラック（49 体）

部

材

基礎ボルト

（単位：ＭＰa）
材

料

SUS630
H1150

応

力

引張り

基準地震動ＳＳ
算出応力
σｂ ＝

許容応力

63 ｆｔｓ ＝455

許容応力以下である。

(4) スペーサおよびスペーサ下部支持部材に生じる応力
ラック

使用済燃料貯蔵ラック（49 体）材

スペーサ

SUS304

圧縮

σＣ ＝

2 ｆＣ

＝

200

SUS304

組合せ

σ0 ＝

23 ｆ0

＝

205

下部支持部材

応

許容応力以下である。

Ⅱ-2-12-添 9-1-28

力

基準地震動ＳＳ

部 材

スペーサ

料

（単位：ＭＰa）
算出応力

許容応力

参考資料

参考

計算機コード「ＮＡＳＴＲＡＮ」の概要

Ⅱ-2-12-添 9-1-29

1. 一般事項
米国ＮＡＳＡ (National Aeronautics and Space Administration)作成の有限要素法
による構造解析用汎用計算機コード「ＮＡＳＴＲＡＮ」の概要である。
2. 本計算機コードの特徴(1) 適用範囲が広く，以下の問題を解析できる。
•静的構造問題•弾性安定問題•動的構造問題•熱伝導問題•マトリックス問題一般(2) 多くの要素が用意されており，種々のタイプの構造物の解析を行うことができる。

(3) 多自由度を有する大規模問題を効率よく解析することができる。
(4) 大規模問題を取り扱うために，入力データが簡単化されている。
(5) プロッティングの機能が準備されており，モデルの確認，解析結果の図形処理を簡単に行うことができる。
(6) 解析する座標系，拘束方法は，取り扱う問題にあったものを選ぶことができる。

Ⅱ-2-12-添 9-1-30

3. 理 論 式
3.1

有限要素法による評価
有限要素法による評価は，次の手順で行われる。

(1) 要素内の変位を仮定し，節点変位を使って要素内任意点の変位を表現する。
(3.1){u} = [Ｎ]{ue}ここで，{u}： 要素内任意点の変位[ N ]： 形状関数マトリックス{ue}： 節点変位

(2) 上記の変位を微分して，要素内任意点のひずみを節点変位により表す。
{}  [ B]{ue}

(3.2)

ここで，
{}： 要素内任意点のひずみ[ B]： ひずみマトリックス(3) 材料物性から求められる応力とひずみの関係式（(3.3)式参照）より定められる
弾性係数マトリックスを用いて，要素剛性マトリックスを（3.4）式により計算する。
{}  [ D]{}(3.3)[ K]   [ B]T [ D][ B] dvol

(3.4)

ここで，
{}： 要素内任意点の応力[ D]： 弾性係数マトリックス[ K]： 要素剛性マトリックス(4) 全体の剛性マトリックスを要素剛性マトリックスの重ね合わせによって求め，力の釣合いより静的変位は(3.5)式，また動的変位は(3.6)式より求める。

{f }  [ k]{}

(3.5)

..

(3.6)

{f} = [m]{γ} + [k]{γ}ここで，{f}： 荷重ベクトル{ }：構造全体の変位ue1 
 ue 2 
 
 

…
uen ue1,ue2,…,uen：各節点の節点変位
Ⅱ-2-12-添 9-1-31

[ m]： 質量マトリックス[ k]： 剛性マトリックス(5) 変位が求まれば，（3.2）式，（3.3）式より各要素の応力が求められる。
以上が有限要素法の評価手順であるが，この中で要素剛性マトリックスの算定及び動的解析における運動方程式の解法等の詳細について以下に述べる。

3.2

要素剛性マトリックスの算定

3.2.1 座標変換
解析で用いている要素は，平面応力（面内）及び板の曲げ（面外）を考慮した
シェル要素で，各節点における変位成分は面内２方向(u, v)，面外１方向(w)及び回転２方向(, )の合計５つであり，部材剛性は面内方向及び面外方向をそれぞれ独立に加算して求めるとともに，算定に当たっては図 3-1 に示すような次の座標変換を行う。
x  N1･x1  N 2･x2  N 3･x3  N 4･x4y  N1･y1  N 2･y2  N 3･y3  N 4･y4
ここで，1
N 1  ･(1  )･(1  )
41
N 2  ･(1  )･(1  )
41
N 3  ･(1  )･(1  )
41
N 4  ･(1  )･(1  )4

図３－１ 座標系

Ⅱ-2-12-添 9-1-32(3.7)

3.2.2 面内剛性の計算
要素内任意点の変位を，図 3-1 で示した(，)と節点変位を使って次のように仮定する。
u  N1･u1  N 2･u2  N 3･u3  N 4･u4v  N1･v1  N 2･v2  N 3･v3  N 4･v4

(3.8)

すなわち，次のようになる。

{u m }  [N m ]{u em }(3.9)(3.8)式を用いて要素内任意点のひずみを次のように求め，面内応力に対するひm

ずみマトリックス[B ]を求める。
 u  x    x 

 


 


  v mmm{ }   y     [ B ] {u e }

y

 


 


 

  xy    u   v   y  x 

(3.10)

一方，面内応力に対する応力とひずみの関係は次のように表される。
  x  x 

 
1

0
 

 
 

 
 
E 
 
{ m }   y  
 1 0   y   [ D m ]{ m }2    1  
 
 

1    
 xy 0 0
 xy  
2  
(3.11)

ここで，
E： 縦弾性係数
ヤング係数
： ポアソン比

したがって，面内応力に対する要素剛性マトリックス[Km]は次のように計算される。
[Km] =∫[Bm]T [Dm] [Bm] dvol

Ⅱ-2-12-添 9-1-33(3.12)

3.2.3 面外剛性の計算
面外剛性は，面外曲げに対するものと面外せん断に対するものをそれぞれ別個に計算して求める。
(1)面外曲げ剛性の計算
要素内任意点の面外方向変位(w)と回転角(,)を図 3-1 に示す－座標系
で次のように仮定する。
w = w00 + w10･ + w01･ + w11･･ = 00 + 10･ + 01･ + 11･･(3.13)

 = 00 + 10･ + 01･ + 11･･
ここで，
w00  w11，00  11，00  11：未定係数
四辺形の各節点の(，)を(3.13)式に代入することによって，要素内任意点の面外方向変位及び回転角は，(，)と節点変位を使って表されることになる。
面外曲げに対するひずみマトリックス[Bb]を次のように求める。

  
 xx     x 
  

  

    bb
{ b }   xy     [B ]{u e }

y
  

  

  

 xxy         y x

(3.14)

一方，面外曲げ応力に対する応力とひずみの関係は次のように表される。
  xx  1  0  

 

 
3
Et
  1 0   xy   [ D b ]{ b }{ b }  
12  (1   2 )  
1    
0 0
 xxy 
2  


(3.15)

ここで，t： 板厚
したがって，面外曲げ応力に対する要素剛性マトリックス[Kb]は次のように
Ⅱ-2-12-添 9-1-34

計算される。
[Kb] =∫[Bb]T [Db] [Bb] dvol

(3.16)(2)面外せん断剛性の計算
x 方向のせん断ひずみを図 3-1 の a，b 点で，y 方向を c，d 点で代表させることとする。せん断ひずみを次のように定義し，これに(3.13)式を代入すると節点変位によりせん断ひずみが表され，ひずみマトリックス[Bs]を求める。

   w yx    x     ss
{ s }       [B ]{u e } yy    w

  
 

    y(3.17)

一方，面外せん断応力に対する応力とひずみの関係は次のように表される。
 1 0  yx G     [ D s ]{ s }{ } 
 12.  0 1  yy s(3.18)

ここで，

G： せん断弾性係数
したがって，面外せん断応力に対する要素剛性マトリックス[Ks]は次のように計算される。
[Ks] =∫[Bs]T [Ds] [Bs] dvol

Ⅱ-2-12-添 9-1-35(3.19)

3.3

動的解析
有限要素法による構造物の動的解析は(3.6)式の運動方程式を基本としている。
しかし，実際の構造物では常に減衰がある。有限要素系にも減衰力を導入する。減衰力が速度に比例する場合には粘性減衰といわれる。
この場合の運動方程式は減衰マトリックスを[c]とすれば，.

..

[m]{γ} + [c]{γ} + [k]{γ} = {R(t)}(3.20)となる。ただし，{R (t)} ：時間に依存する外力{} ：構造全体の変位
3.3.1 固有振動数解析
拘束のある構造物の自由振動を考える。減衰がない場合の運動方程式は，..

(3.21)[m]{γ} + [k]{γ} = {0}自由振動は調和振動であるから{}は，{}= {x}ei･･t(3.22){x} : 変位{}の振幅 (mode) : 円振動数(3.21)式に(3.22)式を代入すると，( -2 [m] + [k]){x}ei･･t = {0}(3.23)

又は，([k] -2 [m]) {x} = {0}(3.24)[k] {x} = 2 [m] {x}(3.25)となる。この式は固有値問題にほかならない。
ＮＡＳＴＲＡＮには固有値の解法として種々の方法が準備されている。
例えば，インバースパワー法(inverse power method)等がある。
インバースパワー法は大次元のマトリックスで小数の固有値を求める場合に有効である。

Ⅱ-2-12-添 9-1-36

3.3.2 運動方程式の解法（モーダル解析）
モーダル解析(modal analysis)は複雑な構造物の全体の運動が非連成な１自由度の運動の重ね合わせであると考える点に基礎をおいている。この方法は大次元の連成微分方程式を直接解くよりもはるかに経済的であり，有効な方法として広く採用されている。
構造全体の変位{}を構造が有している固有モードの１次結合と仮定する。
(3.26){} = [X]{q}ただし，[X] = [x1, x2,………xn]
xi : i 次のモード{q} = [q1, q2,………qn]
qi : i 次のモード xi の重みを決定する係数(3.20)式に(3.26)式を代入すると，.

..

[m][X]{q} + [c][X]{q} + [k][X]{q} = {R(t)}(3.27)

さらに，左から[X]T を掛けると，.

..

[X]T[m][X]{q} + [X]T[c][X]{q} + [X]T[k][X]{q} = [X]T{R(t)}(3.28)(3.25)式より，(3.29)[X]T[k][X] = [2][X]T[m][X]と表される。ただし，
12

2 2

[ 2 ]  


 0


0 





2
n 

また，
(3.30)[X]T [c] [X] = 2[h] [] [X]T [m] [X]となると仮定する。ただし，
 h1
 h2

[ h]  


 0

0


 


 , [ ]  




 0
hn 

0





n 

hi : i 次のモードに対する減衰比

Ⅱ-2-12-添 9-1-37

(3.28)式に(3.29)式，(3.30)式を代入すると，..

.

[X]T[m][X]{q} + 2[h][ω][X]T[m][X]{q}+ [ω2][X]T[m][X]{q} = [X]T{R(t)}(3.31)となる。
ここで，モードの直交性により，{xi}T [m] {xj} = 1.0 (i = j){xi}T [m] {xj} = 0.0 (i  j)

(3.32)(3.31)式は(3.32)式を適用することによって各々独立な n 個の運動方程式（非連成）になる。
..

.

qi + 2･hi･ωi･qi + ωi2･qi = Pi (t)(3.33)

ただし，
i = 1～nPi (t) = {xi}T {R (t)}(3.33)式を各々解けば，各モード xi の重みを決定する qi が個々に求まり，さらにこれを(3.26)式に代入すれば構造全体の変位{}が求められる。

Ⅱ-2-12-添 9-1-38

4. 解析フローチャート
本計算機コードの解析フローチャートを図４－１に示す。
ＳＴＡＲＴ

入力データの読込み

構造データテーブル作成

構造モデルの出力ファイル作成

静的解析

動的解析
剛性マトリックス，
質量マトリックス，

剛性マトリックスの算定

減衰マトリックスの算定

固有振動数解析
荷重ベクトルの算定
荷重ベクトルの算定

変位の算定

モーダル解析による
変位の算定

応力の算定

応力の算定

解析結果及び変形図の出力

ＥＮＤ
図４－１ 解析フローチャート
Ⅱ-2-12-添 9-1-39

添付資料―９―１ 別添―４

使用済燃料貯蔵ラック(49 体)設置後の使用済燃料共用プールの水深の遮へい能力に関する説明書
1.1 概要
使用済燃料共用プールの使用済燃料貯蔵ラック（49 体）の設置に伴い，設置後の使用済燃料共用プールの水深の遮へい能力について以下に示す。
放射線業務従事者等の立入る可能性のある区域の線量率については，表－１の設計基準が達成されるように遮へい設計を実施するものとする。遮へい設計の区分について表－１に示す。
表－１ 基準線量率
区 分
非管理区域

管理区域

設計基準線量率Ａ0.006mSv/h 以下

Ｂ

0.01mSv/h 以下Ｃ

0.06mSv/h 以下Ｄ

0.12mSv/h 以下

Ｅ

0.5mSv/h 以下

Ｆ

0.5mSv/h より大ただし，立入りに対する制限は，線量率，作業時間，個人の線量等を考慮して定める。
1.2 使用済燃料共用プールの線源強度
使用済燃料共用プールの線源強度として，ラックに収納されている使用済燃料を線源として考える。使用済燃料の照射時間は 1×106 時間とし，原子炉停止後 1×104 時間経過したものが全てのラックに収納されているものとする。なお，原子炉運転中における燃料集合体１体あたりの出力は 4.3MW とする。
使用済燃料の線源強度について，表－２に示す。
表－２ 使用済燃料の線源強度
ガンマ線エネルギ（MeV）

線源強度（MeV/(W･s)）

1.0

1.2×109

2.0

3.6×106

3.0

6.4×106※１ REACTOR HANDBOOK Vol.Ⅲ Part B より

これより，各ガンマ線エネルギの単位体積あたりの線源強度Ｓは次式により求められる。

Ⅱ-2-12-添 9-1-40

Ｓ(s-1･mm-3)＝

線源強度(MeV/(W･s))×燃料集合体 1 体あたりの出力(W)
各ガンマ線エネルギ(MeV)×燃料集合体 1 体あたりの線源領域体積(mm3)

1.3 評価方法
前項の線源強度から，図－１に示す評価点における線量率を計算機コード「ＱＡＤ－
ＣＧＧＰ２Ｒ」（概要を参考資料に示す。
）を用いて計算する。
なお，遮へい計算に用いる前提条件は以下のとおりとする。
 線源形状は，ラック配置面積，燃料有効長より算出した直方体モデルとする。なお，
ラックによる遮へい効果は考慮しない。
 線量率の評価点は，直方体モデルの中心位置延長上とする。計算モデルを図－２に示す。
1.4 評価結果
計算結果について表－３に示す。評価点における線量率は，当該区分に対する基準値を満足しており，水深の遮へい能力は十分確保される。
表－３ 計算結果
評 価 点

区 分

線 量 率（mSv/h）

Ｐ１（プール水面）Ｆ

1.0×10-8

Ⅱ-2-12-添 9-1-41

使用済燃料を含むラックＰ１

使用済燃料を含むラック

図－１ 評価点Ⅱ-2-12-添 9-1-42

Ｐ１

Ａ

Ａ

線 源
水

Ｐ１

水

線 源

Ａ－Ａ断面
計算に用いた線源※１ 評価においては，高さを使用済燃料の有効長とし，縦，横を使用済燃料貯蔵ラック設置エリアを包含する寸法とした直方体を線源として考慮する。

図－２ 計算モデル（評価点Ｐ１）

Ⅱ-2-12-添 9-1-43

参考資料

計算機コード「ＱＡＤ－ＣＧＧＰ２Ｒ」の概要(1) 概要ＱＡＤ－ＣＧＧＰ２Ｒコードは，米国ロスアラモス国立研究所で開発された，ガン
マ線の物質透過を計算するための点減衰核積分コード「ＱＡＤ」をベースとし，日本
原子力研究所がＩＣＲＰ1990 年勧告の国内関連法令・規則への取入れに合わせて，実効線量を計算できるように改良した汎用遮へい解析コードである。
(2) 機能ＱＡＤ－ＣＧＧＰ２Ｒコードは，遮へい解析に際して以下の機能を有する。
 線源を直方体，円筒，球の形状に構成できる。
 任意の遮へい体で構成される体系のガンマ線実効線量率を計算する。
(3) 使用実績
ＱＡＤ－ＣＧＧＰ２Ｒコードは，使用済燃料貯蔵プールのガンマ線遮へい解析に豊富な実績を有する。
(4) 検証
大型実験／ベンチマーク試験による検証※１が実施されていることを確認した。

※１ 以下の文献を確認し，検証されたコードであることを確認した。
 ガンマ線遮蔽設計ハンドブック（1988 年 1 月，（社）日本原子力学会）
 放射線輸送計算コードを用いた「むつ」舶用炉の遮蔽解析法と実験解析に基づく評価（日本原子力学会誌
Vol.26 No.2）

Ⅱ-2-12-添 9-1-44

1984

添付資料―９―１ 別添―５

使用済燃料収納缶（小）についての説明書
1. 概要
使用済燃料貯蔵ラック（49 体）に貯蔵する変形燃料，および破損燃料は，燃料の取扱いを可能にするため，また破損燃料については放射性物質の拡散を抑制するとともに，燃料の形状が維持されていない場合でも臨界を防止するため，使用済燃料収納缶（小）内に収納した状態で貯蔵する。
2．使用済燃料収納缶（小）の構造
使用済燃料収納缶（小）はステンレス鋼製の角缶構造である。
3. 使用済燃料収納缶（小）の機能(1) 使用済燃料収納缶（小）は，燃料取扱装置を用いて使用済燃料収納缶（小）内に収納した燃料の取扱いが可能になるよう，使用済燃料収納缶（小）上部に燃料の上部
タイプレートハンドル部と同等の形状を有する吊具を取り付け，吊具を燃料取扱装置の把握機で把持する。なお，吊具は落下防止措置を施した着脱式の機構とする。
(2) 使用済燃料収納缶（小）は，燃料棒の形状が維持されていない場合でも放射性物質の拡散を抑制する。
4. 使用済燃料収納缶（小）の取扱い及び落下防止措置
・使用済燃料収納缶（小）上部には吊具を取り付けるための接続部（窓）を設け，接続部に吊具を取り付ける。接続部は使用済燃料収納缶（小）に４箇所設け，吊具を４箇所に取り付けることにより，吊上げ時の落下を防止する。
・吊具は燃料取扱装置の把握機で把持することから，以下の燃料取扱装置の落下防止機
能により吊上げ時の落下を防止する。
・ホイストは電源断時に電磁ブレーキで保持する構造
・ホイストは二重のワイヤロープで保持する構造
・把握機は空気喪失時にフックが開かない構造・把握機の機械的インターロック

Ⅱ-2-12-添 9-1-45

吊具接続部（窓）（計４箇所）

4551mm5mm

153mm

図－１ 使用済燃料収納缶（小）構造図
Ⅱ-2-12-添 9-1-46

燃料取扱装置 把握機

接続部(窓)
収納缶吊具

使用済燃料収納缶（小）図－２ 使用済燃料収納缶（小）取り扱い概念図

Ⅱ-2-12-添 9-1-47

添付資料―９―２

使用済燃料貯蔵ラック（25 体）について
1. 背景
共用プールに，1～3 号機原子炉建屋内の使用済燃料プールに貯蔵中の使用済燃料及び新燃料，5,6 号機原子炉建屋内の使用済燃料プールに貯蔵中の使用済燃料（合計 4,403 体)の受け入れを計画している。その中には，震災前から使用済燃料プールに貯蔵されている変形燃料や破損燃料，震災時に破損した可能性のある燃料が含まれている。変形燃料の貯蔵にあたっては，変形の程度に対して，物理的に貯蔵できるとともに，臨界を防止することが必要である。また破損燃料の貯蔵にあたっては，破損形態に応じて，使用済燃料収納缶に収納することにより放射性物質の拡散を抑制するとともに，臨界を防止することが必要である。
このため，上記の燃料の貯蔵を目的とした使用済燃料貯蔵ラックを設置する。
2. 使用済燃料貯蔵ラック（25 体）および使用済燃料収納缶（大）について
 使用済燃料収納缶（大）とは，使用済燃料収納缶（小）に入らない変形，または破損燃料を収納する缶であり，使用済燃料収納缶（大）ごと使用済燃料貯蔵ラック（25体）に貯蔵することが可能である。なお，健全燃料についても使用済燃料収納缶（大）に収納し，使用済燃料貯蔵ラック（25 体）に貯蔵することが可能である。
 使用済燃料収納缶（大）は，燃料ハンドル部が幾何形状的に最も変形した場合でも収納することが可能な内寸としている。
 使用済燃料貯蔵ラック（25 体）には使用済燃料収納缶（大）に収納された燃料集合
体 25 体を貯蔵する。
3. 安全機能の維持の確認
使用済燃料貯蔵ラック（25 体）の安全機能は以下の別添―１～３，５にて確認し，使用済燃料収納缶（大）の安全機能は以下の別添―４にて確認している。
 別添―１ 使用済燃料貯蔵ラック（25 体）の核燃料物質が臨界に達しないことを説明する書類 別添―２ 使用済燃料貯蔵ラック（25 体）の耐震設計の基本方針
 別添―３ 使用済燃料貯蔵ラック（25 体）の耐震性についての計算書
 別添―４ 使用済燃料収納缶（大）の耐震性についての計算書
 別添―５ 使用済燃料貯蔵ラック（25 体）設置後の使用済燃料共用プールの水深の遮へい能力に関する説明書
 別添―６ 使用済燃料収納缶（大）についての説明書

Ⅱ-2-12-添 9-2-1

添付資料―９―２ 別添―１

使用済燃料貯蔵ラック(25 体)の核燃料物質が臨界に達しないことを説明する書類
1.1 基本的考え方
使用済燃料共用プールの使用済燃料貯蔵ラック（25 体）は，想定される厳しい状態において貯蔵する燃料が臨界に達することを防止する設計とする。また，使用済燃料貯蔵ラック（25 体）は，臨界防止のため以下の配慮を行う。
 貯蔵する燃料の中心間距離をラックの格子および格子内のスペーサで確保する。
 ラック構造材にはステンレス鋼を使用する。
1.2 設計基準
想定される厳しい状態において，実効増倍率（keff）を 0.95 以下とすることを設計基準とする。
1.3 評価条件
燃料棒の形状が維持されていないと仮定した条件で評価を行うものとする。
臨界解析モデルを図－１に示す。実効増倍率を大きく見積るため，評価条件を下記の通りとした。
 使用済燃料貯蔵ラック（25 体）には使用済燃料収納缶（大）に収納された燃料集合
体 25 体を貯蔵する。
 使用済燃料収納缶（大）に収納された燃料集合体は，燃料集合体の形状維持を前提としないため，以下の条件を設定する。
・燃料被覆管が破損しペレットが使用済燃料収納缶（大）内に放出されたことを仮定し，使用済燃料収納缶（大）内にペレットと水が非均質に混ざった状態とする。
・水／ウラン比，燃料粒子径が最適な状態とする。
・U-235 の濃縮度は未照射のまま減損しない値とし，９×９燃料のペレット最高濃縮度 4.9wt%とする。また，中性子吸収断面積の大きい Gd は無視する。
 使用済燃料収納缶（大）の板厚は，製造公差を考慮した最大値とする。
 ラックの貯蔵ピッチ及び内のりは，製造公差を考慮した最小値とする。なお，ラックの板厚は，貯蔵ピッチと内のりによって決まるため，公称値とする。
 ラック内の使用済燃料収納缶（大）配置は，スペーサ間の範囲で偏心配置（ラック
中心寄り）を考慮する。
 ラックが無限に並んだ状態として，高さ方向無限，かつラック周囲での境界条件を完全反射とする。

Ⅱ-2-12-添 9-2-2 チャンネルボックスは水に置き換え，中性子吸収材を使用済燃料収納缶（大）に固定するボルト穴は溝として水に置き換える。
 水温は 4℃とする。
1.4 評価方法
使用済燃料貯蔵ラック（25 体）の実効増倍率は，使用済燃料収納缶（大），ラックの形状を模擬した計算モデルを用い，計算には KENO-V.a コードを用いる。
1.5 評価結果
使用済燃料貯蔵ラック（25 体）の実効増倍率は，表－1 に示す通り設計基準を満足している。
表―１ 評価結果
使用済燃料収納缶（大）内の燃料条件
燃料棒の形状が維持されていない燃料

実効増倍率※１

設計基準

0.91

0.95

※１ モンテカルロ計算の統計誤差（3σ）を考慮した値

Ⅱ-2-12-添 9-2-3

【ラック全体図】
収納缶中性子吸収材（B-Al）

燃料粒子＋水収納缶（ステンレス鋼）
たわみ量だけ偏心量が増加
ラック（ステンレス鋼）

中性子吸収材固定用の穴を溝で再現スペーサ【使用済燃料収納缶（大）に収納された燃料集合体の詳細】

図－１ 臨界解析モデル（燃料棒の形状が維持されていないと仮定）

Ⅱ-2-12-添 9-2-4

参考資料
臨界解析に用いるコード（KENO-Ⅴ.a）について（１） 概要KENO-Ⅴ.a コードは，米国オークリッジ国立研究所（ORNL）で開発されたモンテカルロ
法に基づく公開の臨界解析コードであり，輸送容器の臨界解析などに利用されている。
（２） 機能KENO-Ⅴ.a コードは，臨界解析に際して以下の機能を有している。
① 実際に中性子が出会う物理現象を確率理論を用いて模擬するため，どのような物理的問題にも適用できる。なお，統計的な手法を用いるため，計算結果には統計誤差が付随する。
② 一次元～三次元の任意形状の体系を扱うことができる。
（３） 解析フロー
KENO-Ⅴ.a コードの解析フローを図－２に示す。
（４） 使用実績
KENO-Ⅴ.a コードは，国内外で輸送容器の臨界解析をはじめ，使用済燃料貯蔵ラックや核燃料施設の臨界解析に使用されている。
（５） 検証米国のバッテル研究所（パシフィック ノースウエスト研究所，PNL）で行われた臨界実験*1 の中から 16 種類の臨界体系をベンチマーク試験*2 として選び，検証を行った。
*1 S. R. Bierman and E. D. Clayton, “Criticality Experiments with Subcritical Clusters of
2.35 Wt% and 4.31 Wt% 235U Enriched UO2 Rods in Water with Steel Reflecting Walls ” ,NUREG/CR-1784(PNL-3602), U.S. Nuclear Regulatory Commission, April 1981.
*2“International Handbook of Evaluated Criticality Safety Benchmark Experiments”,
LEU-COMP-THERM-010,
LEU-COMP-THERM-013,
LEU-COMP-THERM-017,
LEU-COMP-THERM-042,
NEA/NSC/DOC(95)03, September 2009.

Ⅱ-2-12-添 9-2-5

開始

データのインプット
・断面積データ・モデル形状データ
・中性子発生数，世代数の設定

中性子発生（世代ごと）

中性子ふるまいの追跡（漏れ，吸収，核分裂等）

実効増倍率の計算

NO

全世代終了
YES

終

図－２

了

KENO-Ⅴ.a コードの解析フロー図

Ⅱ-2-12-添 9-2-6

添付資料―９―２ 別添―２

使用済燃料貯蔵ラック（25 体）の耐震設計の基本方針
使用済燃料貯蔵ラック（25 体）の耐震設計は，次の基本方針に基づいて行う。
1.

設備の重要度による耐震クラス分類
耐震クラス

Ｓ

Ⅱ-2-12-添 9-2-7

2.

構造計画

計画の概要
主要区分

概略構造図
基礎・支持構造物

主体構造（１）使用済燃料貯蔵ラック

使用済燃料貯蔵ラステンレス鋼製角（25 体）ック（25 体）は，

形枠組構造

縦置型で共用プー摘要・使用済燃料
貯蔵ラック

ラック本体
（枠板大）

ラック本体
（枠板小）

ルの床に置かれた
コモンベース上に設置されラック取Ⅱ-2-12-添 9-2-8付ボルトで固定している。コモンベースは，共用プール床に取り付けられてある基礎ボル
トにより固定して
いる。

燃料支持板
ベース
コモンベースⅡ-2-12-添 9-2-8（25 体）

3.

設計用地震力

耐震クラス
Ｓ

設計用地震波
基準地震動Ｓｓ

適用する地震動等

動的解析法
モーダル解析による応答スペクトル法

水平
Ｓｓ

鉛直
Ｓｓ

設計用地震力
水平地震力，鉛直地震力は動的解
析により得られた地震力とする。

Ⅱ-2-12-添 9-2-9Ⅱ-2-12-添 9-2-94.

荷重の組合せと許容限界
記号の説明

D

：死荷重

PD

：地震と組合わすべきプラントの運転状態Ⅰ及びⅡ（運転状態Ⅲがある場合はこれを含む）における圧力荷重又は当該設備に設計上定められた最高使用圧力による荷重

MD：地震と組合わすべきプラントの運転状態Ⅰ及びⅡ（運転状態Ⅲがある場合はこれを含む）における機械的荷重又は当該設備に設計上定められた機械的荷重

Ss：基準地震動Ｓｓにより定まる地震力

(注)

ft

：ボルト材以外の支持構造物に対しては設計･建設規格SSB-3121.1，ボルト材に対しては設計･建設規格SSB-3131により規定される供用状態Ａ及びＢでの許容引張応力

(注)

fs

：ボルト材以外の支持構造物に対しては設計･建設規格SSB-3121.1，ボルト材に対しては設計･建設規格SSB-3131により規定される供用状態Ａ及びＢでの許容せん断応力

(注)

fc

：ボルト材以外の支持構造物に対して設計･建設規格SSB-3121.1により規定される供用状態Ａ及びＢでの許容圧縮応力

(注)

fb

：ボルト材以外の支持構造物に対して設計･建設規格SSB-3121.1により規定される供用状態Ａ及びＢでの許容曲げ応力＊＊

ft ，fs ，fc＊，fb＊：供用状態Ｄｓに対する許容応力算定に用いる応力であって，上記のft，fs，fc，fbの値を算出する際，以下の読み替えを行って算出した値。その他の支持構造物の場合，下記（注）の Sy を1.2Sy と読み替える。ただし，
ステンレス鋼及び高ニッケル合金を除く。

τb：基礎ボルトに生じるせん断応力（注）クラス３支持構造物及びその他支持構造物に対する ft，fs，fc，fb の値の算出において，F 値は次の値を用いる。

F = Min[Sy，0.7Su]
ただし，使用温度が 40℃を超えるオーステナイト系ステンレス鋼及び高ニッケル合金にあっては，

F = Min[1.35Sy，0.7Su，Sy(RT)]ここで，F ： 許容応力算定用基準値，材料の許容応力を決定する場合の基準値

Ⅱ-2-12-添 9-2-10

(1) 支持構造物

耐
震
ク
ラ
ス

荷重組合せ

供用状
態

許容限界（ボルト等以外）

許容限界（ボルト等）

一次応力

一次応力

引張

せん断

圧縮

曲げ

組合せ

引張

せん断

適用範囲

組合せ
・使用済燃料貯蔵ラック（25 体）
・ラック取付ボルト

Ｓ

D＋PD＋MD＋Ss

Ｄｓ

1.5ft

*

1.5fs

*

1.5fc

*

1.5fb

*

*

1.5ft

*

1.5ft

1.5fs

*

*

*

Min{1.5ft ，(2.1ft －1.6τb)}・基礎ボルト・スペーサ

Ⅱ-2-12-添 9-2-11

・スペーサ下部支持部材

Ⅱ-2-12-添 9-2-11

添付資料―９―２ 別添―３

使用済燃料貯蔵ラック(25 体)の耐震性についての計算書
１．一般事項
本計算書は，使用済燃料貯蔵ラック（25 体）（以下「ラック」という。）の耐震性についての計算方法と計算結果を示す。
1.1 計算条件(1) ラックは，使用済燃料共用プール（以下｢共用プール｣という。）の底部に基礎ボルトを介して据え付けられたコモンベース上にラック取付ボルトで固定されるものとする。
(2) ラックの質量には，使用済燃料収納缶（大）及びこれに収納されている使用済燃料の質量とラック自身の質量のほか，使用済燃料収納缶（大）とラックに含まれる水の質量及びラック外形の排除水質量*を考慮する。
(3) 水平方向地震動と鉛直方向地震動を解析モデルへ別々に入力して地震荷重，応力を求め，それらを適切に組み合わせて評価を行う。
構造概要図を図１－１に示す。
注記＊：排除水質量とは，水中の機器の容積により排除される機器の周囲の流体の質量である。
1.2 準拠基準等
本検討は原則として下記に準拠して行う。
・原子力発電所耐震設計技術指針（JEAG 4601・補-1984）
・原子力発電所耐震設計技術指針（JEAG 4601-1987）
・原子力発電所耐震設計技術指針（JEAG 4601-1991 追補版）
・原子力発電所耐震設計技術規程（JEAC 4601-2008）
・発電用原子力設備規格 設計・建設規格（JSME S NC1-2005/2007）
・鋼構造設計規準－許容応力度設計法－（社団法人 日本建築学会（2005 年 9 月））
・日本産業規格（JIS）

Ⅱ-2-12-添 9-2-12

ラック本体

ラック取付ボルト

4.7m

基礎ボルト

1.8m

コモンベース

Ｂ部詳細図

1.8m
燃料支持板

0.1m

ベース

図１－１ 構造概要図（使用済燃料貯蔵ラック（25 体））

Ⅱ-2-12-添 9-2-13

1.3 記号の説明

記

号

記

号

の

説

明

単

位

Ａ

スペーサ下部支持部材の断面積㎜2Ａｂ

ラック取付ボルト又は基礎ボルトの軸断面積㎜2

Ａｆ

圧縮フランジの断面積㎜2

ＡＳ

スペーサの面積㎜2

ＣＨ

水平方向設計震度－Ｃｖ

鉛直方向設計震度

－

Ｅ

縦弾性係数

ＭＰa

Ｆ

設計・建設規格 SSB-3121.3 又は SSB-3133 に定める値

ＭＰa

Ｆｉ

ベース又はコモンベース底部に作用するせん断力

Ｎｆｊ

ベース又はコモンベース端から lｊの位置にあるラック取付ボＮ＊

ルト又は基礎ボルトに作用する引張力（１本当り）
ｆ０

スペーサ下部支持部材の許容組合せ応力

ＭＰa

ｆｃｂ

スペーサ下部支持部材の許容曲げ応力

ＭＰa

ｆｃ

スペーサの許容圧縮応力

ＭＰa

ｆｓ

部材の許容せん断応力

ＭＰa

ｆｓｂ

せん断力のみを受けるラック取付ボルト又は基礎ボルトの許ＭＰa

容せん断応力ｆＳＳ

スペーサ下部支持部材の許容せん断応力

ＭＰa

ｆｔ

部材の許容引張応力

ＭＰa

ｆｔｏ

引張力のみを受けるラック取付ボルト又は基礎ボルトの許容

ＭＰa

引張応力
ｆｔｓ

引張力とせん断力を同時に受けるラック取付ボルト又は基礎

ＭＰa

ボルトの許容引張応力ｍ／ｓ2g

重力加速度（＝9.80665）

H

スペーサ下部支持部材の高さmm

Ｌ

支点間の距離mm

Ｌ１

スペーサ下部支持部材とセル壁面との距離

mm

lｉｇ

ベース又はコモンベース端から重心までの距離㎜

lｊ

ベース又はコモンベース端からラック取付ボルト又は基礎ボ㎜

ルトまでの距離Ｍ

曲げモーメントＮ・㎜

Ｍｉ

ベース又はコモンベース底部の転倒モーメントＮ・㎜ｍ

使用済燃料収納缶（大）貯蔵時のラック全質量kg

Ⅱ-2-12-添 9-2-14

記

号

記

号

の

説

明

単

位

ｎ

ラック取付ボルト又は基礎ボルトの全本数－

ｎｊ

ベース又はコモンベース端から lｊの位置にあるラック取付ボ－

ルト又は基礎ボルトの本数
Ｐ

スペーサおよびスペーサ下部支持部材への荷重

Ｎ

Ｓｕ

設計・建設規格 付録材料図表 Part5 表９に定める値

ＭＰa

Ｓｙ

設計・建設規格 付録材料図表 Part5 表８に定める値

ＭＰaＺ

スペーサ下部支持部材の断面係数㎜３

Λ

スペーサの限界細長比－λスペーサの有効細長比－σ0

スペーサ下部支持部材に生じる組合せ応力

ＭＰa

σｂ

ラック取付ボルト又は基礎ボルトに生じる引張応力

ＭＰa

σＣ

スペーサに生じる圧縮応力

ＭＰa

σcb

スペーサ下部支持部材に生じる曲げ応力

ＭＰa

σｆａ

部材に生じる組合せ応力

ＭＰa

σｘ，σｙ

部材に生じる引張応力

ＭＰa

τｂ

ラック取付ボルト又は基礎ボルトに生じるせん断応力

ＭＰa

τＳ

スペーサ下部支持部材に作用するせん断応力

ＭＰa

τｘｙ

部材に生じるせん断応力ＭＰa

注記１）添字ｉの意味は，以下のとおりとする。また，添字ｊは１～１０までの数字を示すものとする。
ｉ＝Ｘ：Ｘ方向
ｉ＝Ｙ：Ｙ方向２．計算方法2.1 固有周期の計算方法
ラックはシェル要素を用いた有限要素モデルとする。
ラックの計算モデルを図２－１に示す。固有周期は，計算機コード「NASTRAN」を用いて求める。

Ⅱ-2-12-添 9-2-15

図２－１ 使用済燃料貯蔵ラック（25 体）計算モデル

Ⅱ-2-12-添 9-2-16

2.2 応力の計算方法
2.2.1 部材の応力部材についての応力計算は，図２－１の計算モデルにて計算機コードを使用して行い，引張応力，せん断応力を求め，本項に示す計算方法に従って組合せ応力を計算する。
計算機コード内では，各部材の局所座標系及びせん断応力τｘｙ，引張応力σｘ，σｙの作用する向きを，図２－２に示すように設定している。
σｙ
τｘｙ
τｘｙ
σｘ
σｘ

ｙ
σｙ

τｘｙ

τｘｙ

ｘ

図２－２ 部材の応力
各部材の組合せ応力σｆａは，上記で計算したせん断応力τｘｙ，引張応力σｘ，σｙを用いて，次式より求める。

 fa   x 2   y 2   x   y  3  xy2

Ⅱ-2-12-添 9-2-17

2.2.2 ボルトの応力
図２－１の計算モデルにて荷重計算を計算機コードを使用して行い，求められた
地震時にラックに作用する転倒モーメントＭｘ及びベース底部に作用するせん断力Ｆｘが，ラックに図２－３のように負荷されるものとしてラック取付ボルトおよび基礎ボ
ルトの応力を求める。

図２－３ ラック取付ボルトおよび基礎ボルトの応力

Ⅱ-2-12-添 9-2-18

(１) 引張応力
Ａ点まわりのモーメントの平衡によりラック取付ボルトおよび基礎ボルト１本当りの引張力ｆｊを求める。
ｆ１＞ｆ２＞…＞ｆj-1＞ｆj の関係にあるのでｆ１のみを求める。

f1 



l1 M X  1  CV   m  g  l Xg

n1  l12  n2  l 22    n j 1  l 2j 1  n j  l 2j

引張力ｆ１によりラック取付ボルトおよび基礎ボルトに生じる引張応力σｂは，次式により求める。

b 

f1
Ab

ただし，ｆ１の値が負のときはラック取付ボルトおよび基礎ボルトに引張力が生じないので，引張応力の計算は行わない。
(２) せん断応力
ラック取付ボルトおよび基礎ボルトに対するせん断力はボルト全本数で受けるものとして計算する。
せん断力ＦＸによりラック取付ボルトおよび基礎ボルトに生じるせん断応力τｂは，次式により求める。

b 

FX
n  Ab

Ⅱ-2-12-添 9-2-19

2.2.3 スペーサ及びスペーサ下部支持部材の応力
使用済燃料貯蔵ラック(25 体)セル内の上下端に取付けるスペーサおよびスペーサ
下部支持部材の条件は図２－４のａ部もしくはａ’部のどちらかに属すると考えられる。
ａ部とａ’部の部位を比較すると，図２－４の矢印方向から荷重を受けたとき，ａ’部は隣り合うセルのスペーサおよびスペーサ下部支持部材も強度部材として寄与す
るが，ａ部は隣り合うセルが無いため，ａ’部に比べ，強度上不利である。
したがって，代表してａ部を評価する。

ａ’ａ

図２－４ 使用済燃料貯蔵ラック（25 体）上面図(１) 作用荷重
使用済燃料収納缶（大）に働く地震力が，セル１面の上下部スペーサ部に作用するものとする。
P

1
 CH  m  g
4(２) スペーサに生じる圧縮応力

C 

P
AS

(３) スペーサ下部支持部材に生じる曲げ応力M  P  L1

 cb 

M
Z

Ⅱ-2-12-添 9-2-20

(４) スペーサ下部支持部材に生じるせん断応力

S 

P
A

(５) スペーサ下部支持部材に生じる組合せ応力 0   cb 2  3   s 2

Ⅱ-2-12-添 9-2-21

３．評価方法
3.1 固有周期の評価
2.1 項で求めた固有周期から「添付資料－９－２

別添－２ 使用済燃料貯蔵ラック（25 体）の耐震設計の基本方針」に基づき，水平方向設計震度を求める。
3.2 応力の評価
3.2.1 部材の応力評価
2.2.1 項で求めた各部材の引張応力σｘ，σｙ及び組合せ応力σｆａが，許容引張応力ｆｔ以下であること。
また，2.2.1 項で求めた各部材のせん断応力τｘｙが，許容せん断応力ｆｓ以下であること。
ただし，ｆｔ及びｆｓは下表による。

地震力の種類

基準地震動Ｓs*

許容引張応力 ｆｔ

F
・1.5
1.5
F*

許容せん断応力 ｆｓ・1.5
1.5・ 3Ⅱ-2-12-添 9-2-22

3.2.2 ラック取付ボルト及び基礎ボルトの応力評価
2.2.2 項で求めたラック取付ボルト及び基礎ボルトの引張応力σｂが，次式より求めた許容引張応力ｆｔｓ以下であること。
また，2.2.2 項で求めたラック取付ボルト及び基礎ボルトのせん断応力τｂが，せん断力のみを受けるボルトの許容せん断応力ｆｓｂ以下であること。
ｆｔｓ＝1.4ｆｔｏ－1.6τｂ
かつ，
ｆｔｓ≦ｆｔｏただし，ｆｔｏ及びｆｓｂは下表による。

地震力の種類

基準地震動ＳS*

許容引張応力 ｆｔｏ

許容せん断応力 ｆｓｂ

F
・1.5
2
F

*

・1.5
1.5・ 3Ⅱ-2-12-添 9-2-23

3.2.3 スペーサおよびスペーサ下部支持部材の応力評価
2.2.3 項で求めたスペーサの圧縮応力が次式で求めた許容圧縮応力ｆｃ以下であること。2.2.3 項で求めたスペーサ下部支持部材に生じる曲げ応力，せん断応力，組合
せ応力がそれぞれ，次式で求めた許容曲げ応力ｆｃｂ，許容せん断応力ｆＳＳ，許容組合せ応力ｆ０以下であること。
地震力の種類
許容圧縮応力 ｆＣ

許容曲げ応力 ｆｃｂ

基準地震動ＳS
2


 F*
 
 1.5
1 - 0.4  










0.433  E  AfF* min1.5 ,1.5 

LH
1.5 

F*

許容せん断応力 ｆＳＳ

1.5 

許容組合せ応力ｆ０1.5 

Ⅱ-2-12-添 9-2-24

1.5 3
F*
1.5

４．評価条件

基準地震動ＳＳ
機 器 名 称

使用済燃料貯蔵ラック（25 体）

Ⅱ-2-12-添 9-2-25

注記

耐震設計上の据付場所及び床面高さ

重要度分類

S

（ｍ）

次

運用補助共用施設
G.L. -1.3 *1

数

１次
２次
３次

*5

鉛直方向
設計震度

（℃）

（℃）

*2
*3
*4

Ｃｖ＝0.49

66－*2：基準地震動ＳＳに基づく動的解析より得られる応答値（１次固有周期：ＣＨ＝0.89）*3：基準地震動ＳＳに基づく動的解析より得られる応答値（２次固有周期：ＣＨ＝0.70）*4：基準地震動ＳＳに基づく動的解析より得られる応答値（３次固有周期：ＣＨ＝0.70）*5：基準地震動ＳＳにより定まる動的震度（ＣＨ＝0.67）についても考慮する。

添付資料－９では、G.L.±0m=T.P.8.5m(※)とする。
（※）震災後の地盤沈下量（-709mm）と O.P.から T.P.への読替値（-727mm）を〈換算式〉T.P.＝ 旧 O.P-1,436mm

Ⅱ-2-12-添 9-2-25

周囲環境温度

水平方向
設計震度*1：基準床レベルを示す。

用いて，下式に基づき換算している。

最高使用温度

５．評価結果(1) 部材に生じる応力
ラック
使用済燃料貯蔵ラック（25 体）（単位：ＭＰa）

部 材
ラック本体

材

料

SUS304

応力

組合せ

基準地震動ＳＳ
算出応力
σｆａ ＝

許容応力

14

fｔ ＝

205

許容応力以下である。
(2) ラック取付ボルトに生じる応力
ラック

部

材

材

（単位：ＭＰa）
料

使用済燃料貯蔵ラック

SUS630

ラック（25 体）

取付ボルト

H1150

応

力

引張り

基準地震動ＳＳ
算出応力
σｂ ＝

許容応力

21 ｆｔｓ ＝455

許容応力以下である。
(3) 基礎ボルトに生じる応力
ラック
使用済燃料貯蔵ラック（25 体）

部

材

基礎ボルト

（単位：ＭＰa）
材

料

SUS630
H1150

応

力

引張り

基準地震動ＳＳ
算出応力
σｂ ＝

許容応力

36 ｆｔｓ ＝455

許容応力以下である。
(4) スペーサおよびスペーサ下部支持部材に生じる応力
ラック

使用済燃料貯蔵ラック（25 体）材

スペーサ

SUS304

圧縮

σＣ ＝

1 ｆＣ

＝

202

SUS304

組合せ

σ0 ＝

29 ｆ0

＝

205

下部支持部材

応

許容応力以下である。

Ⅱ-2-12-添 9-2-26

力

基準地震動ＳＳ

部 材

スペーサ

料

（単位：ＭＰa）
算出応力

許容応力

参考資料

参考

計算機コード「ＮＡＳＴＲＡＮ」の概要

Ⅱ-2-12-添 9-2-27

1.

一般事項
米国ＮＡＳＡ (National Aeronautics and Space Administration)作成の有限要素法
による構造解析用汎用計算機コード「ＮＡＳＴＲＡＮ」の概要である。

2.

本計算機コードの特徴(1) 適用範囲が広く，以下の問題を解析できる。
•静的構造問題•弾性安定問題•動的構造問題•熱伝導問題•マトリックス問題一般(2) 多くの要素が用意されており，種々のタイプの構造物の解析を行うことができる。

(3) 多自由度を有する大規模問題を効率よく解析することができる。
(4) 大規模問題を取り扱うために，入力データが簡単化されている。
(5) プロッティングの機能が準備されており，モデルの確認，解析結果の図形処理を簡単に行うことができる。
(6) 解析する座標系，拘束方法は，取り扱う問題にあったものを選ぶことができる。

Ⅱ-2-12-添 9-2-28

3.

理 論 式

3.1有限要素法による評価
有限要素法による評価は，次の手順で行われる。
(1) 要素内の変位を仮定し，節点変位を使って要素内任意点の変位を表現する。
(3.1){u} = [Ｎ]{ue}ここで，{u}： 要素内任意点の変位[ N ]： 形状関数マトリックス{ue}： 節点変位

(2) 上記の変位を微分して，要素内任意点のひずみを節点変位により表す。
{}  [ B]{ue}

(3.2)

ここで，
{}： 要素内任意点のひずみ[ B]： ひずみマトリックス(3) 材料物性から求められる応力とひずみの関係式（(3.3)式参照）より定められる
弾性係数マトリックスを用いて，要素剛性マトリックスを（3.4）式により計算する。
{}  [ D]{}(3.3)[ K]   [ B]T [ D][ B] dvol

(3.4)

ここで，
{}： 要素内任意点の応力[ D]： 弾性係数マトリックス[ K]： 要素剛性マトリックス(4) 全体の剛性マトリックスを要素剛性マトリックスの重ね合わせによって求め，力の釣合いより静的変位は(3.5)式，また動的変位は(3.6)式より求める。

{f }  [ k]{}

(3.5)

..

(3.6)

{f} = [m]{γ} + [k]{γ}ここで，{f}： 荷重ベクトル{ }：構造全体の変位ue1 
 ue 2 
 
 

…
uen ue1,ue2,…,uen：各節点の節点変位
Ⅱ-2-12-添 9-2-29

[ m]： 質量マトリックス[ k]： 剛性マトリックス(5) 変位が求まれば，（3.2）式，（3.3）式より各要素の応力が求められる。
以上が有限要素法の評価手順であるが，この中で要素剛性マトリックスの算定及び動的解析における運動方程式の解法等の詳細について以下に述べる。

3.2要素剛性マトリックスの算定
3.2.1 座標変換
解析で用いている要素は，平面応力（面内）及び板の曲げ（面外）を考慮した
シェル要素で，各節点における変位成分は面内２方向(u, v)，面外１方向(w)及び回転２方向(, )の合計５つであり，部材剛性は面内方向及び面外方向をそれぞれ独立に加算して求めるとともに，算定に当たっては図 3-1 に示すような次の座標変換を行う。
x  N1･x1  N 2･x2  N 3･x3  N 4･x4y  N1･y1  N 2･y2  N 3･y3  N 4･y4
ここで，1
N 1  ･(1  )･(1  )
41
N 2  ･(1  )･(1  )
41
N 3  ･(1  )･(1  )
41
N 4  ･(1  )･(1  )4

図３－１ 座標系

Ⅱ-2-12-添 9-2-30(3.7)

3.2.2 面内剛性の計算
要素内任意点の変位を，図 3-1 で示した(，)と節点変位を使って次のように仮定する。
u  N1･u1  N 2･u2  N 3･u3  N 4･u4v  N1･v1  N 2･v2  N 3･v3  N 4･v4

(3.8)

すなわち，次のようになる。

{u m }  [N m ]{u em }(3.9)(3.8)式を用いて要素内任意点のひずみを次のように求め，面内応力に対するひm

ずみマトリックス[B ]を求める。
 u  x    x 

 


 


  v mmm{ }   y     [ B ] {u e }

y

 


 


 

  xy    u   v   y  x 

(3.10)

一方，面内応力に対する応力とひずみの関係は次のように表される。
  x  x 

 
1

0
 

 
 

 
 
E 
 
{ m }   y  
 1 0   y   [ D m ]{ m }2    1  
 
 

1    
 xy 0 0
 xy  
2  
(3.11)

ここで，
E： 縦弾性係数
ヤング係数
： ポアソン比

したがって，面内応力に対する要素剛性マトリックス[Km]は次のように計算される。
[Km] =∫[Bm]T [Dm] [Bm] dvol

Ⅱ-2-12-添 9-2-31(3.12)

3.2.3 面外剛性の計算
面外剛性は，面外曲げに対するものと面外せん断に対するものをそれぞれ別個に計算して求める。
(1)面外曲げ剛性の計算
要素内任意点の面外方向変位(w)と回転角(,)を図 3-1 に示す－座標系
で次のように仮定する。
w = w00 + w10･ + w01･ + w11･･ = 00 + 10･ + 01･ + 11･･(3.13)

 = 00 + 10･ + 01･ + 11･･
ここで，
w00  w11，00  11，00  11：未定係数
四辺形の各節点の(，)を(3.13)式に代入することによって，要素内任意点の面外方向変位及び回転角は，(，)と節点変位を使って表されることになる。
面外曲げに対するひずみマトリックス[Bb]を次のように求める。

  
 xx     x 
  

  

    bb
{ b }   xy     [B ]{u e }

y
  

  

  

 xxy         y x

(3.14)

一方，面外曲げ応力に対する応力とひずみの関係は次のように表される。
  xx  1  0  

 

 
3
Et
  1 0   xy   [ D b ]{ b }{ b }  
12  (1   2 )  
1    
0 0
 xxy 
2  


(3.15)

ここで，t： 板厚
したがって，面外曲げ応力に対する要素剛性マトリックス[Kb]は次のように
Ⅱ-2-12-添 9-2-32

計算される。
[Kb] =∫[Bb]T [Db] [Bb] dvol

(3.16)(2)面外せん断剛性の計算
x 方向のせん断ひずみを図 3-1 の a，b 点で，y 方向を c，d 点で代表させることとする。せん断ひずみを次のように定義し，これに(3.13)式を代入すると節点変位によりせん断ひずみが表され，ひずみマトリックス[Bs]を求める。

   w yx    x     ss
{ s }       [B ]{u e } yy    w

  
 

    y(3.17)

一方，面外せん断応力に対する応力とひずみの関係は次のように表される。
 1 0  yx G     [ D s ]{ s }{ } 
 12.  0 1  yy s(3.18)

ここで，

G： せん断弾性係数
したがって，面外せん断応力に対する要素剛性マトリックス[Ks]は次のように計算される。
[Ks] =∫[Bs]T [Ds] [Bs] dvol

Ⅱ-2-12-添 9-2-33(3.19)

3.3動的解析
有限要素法による構造物の動的解析は(3.6)式の運動方程式を基本としている。
しかし，実際の構造物では常に減衰がある。有限要素系にも減衰力を導入する。減衰力が速度に比例する場合には粘性減衰といわれる。
この場合の運動方程式は減衰マトリックスを[c]とすれば，.

..

[m]{γ} + [c]{γ} + [k]{γ} = {R(t)}(3.20)となる。ただし，{R (t)} ：時間に依存する外力{} ：構造全体の変位
3.3.1 固有振動数解析
拘束のある構造物の自由振動を考える。減衰がない場合の運動方程式は，..

(3.21)[m]{γ} + [k]{γ} = {0}自由振動は調和振動であるから{}は，{}= {x}ei･･t(3.22){x} : 変位{}の振幅 (mode) : 円振動数(3.21)式に(3.22)式を代入すると，( -2 [m] + [k]){x}ei･･t = {0}(3.23)

又は，([k] -2 [m]) {x} = {0}(3.24)[k] {x} = 2 [m] {x}(3.25)となる。この式は固有値問題にほかならない。
ＮＡＳＴＲＡＮには固有値の解法として種々の方法が準備されている。
例えば，インバースパワー法(inverse power method)等がある。
インバースパワー法は大次元のマトリックスで小数の固有値を求める場合に有効である。

Ⅱ-2-12-添 9-2-34

3.3.2 運動方程式の解法（モーダル解析）
モーダル解析(modal analysis)は複雑な構造物の全体の運動が非連成な１自由度の運動の重ね合わせであると考える点に基礎をおいている。この方法は大次元の連成微分方程式を直接解くよりもはるかに経済的であり，有効な方法として広く採用されている。
構造全体の変位{}を構造が有している固有モードの１次結合と仮定する。
(3.26){} = [X]{q}ただし，[X] = [x1, x2,………xn]
xi : i 次のモード{q} = [q1, q2,………qn]
qi : i 次のモード xi の重みを決定する係数(3.20)式に(3.26)式を代入すると，.

..

[m][X]{q} + [c][X]{q} + [k][X]{q} = {R(t)}(3.27)

さらに，左から[X]T を掛けると，.

..

[X]T[m][X]{q} + [X]T[c][X]{q} + [X]T[k][X]{q} = [X]T{R(t)}(3.28)(3.25)式より，(3.29)[X]T[k][X] = [2][X]T[m][X]と表される。ただし，
12

2 2

[ 2 ]  


 0


0 





2
n 

また，
(3.30)[X]T [c] [X] = 2[h] [] [X]T [m] [X]となると仮定する。ただし，
 h1
 h2

[ h]  


 0

0


 


 , [ ]  




 0
hn 

0





n 

hi : i 次のモードに対する減衰比

Ⅱ-2-12-添 9-2-35

(3.28)式に(3.29)式，(3.30)式を代入すると，..

.

[X]T[m][X]{q} + 2[h][ω][X]T[m][X]{q}+ [ω2][X]T[m][X]{q} = [X]T{R(t)}(3.31)となる。
ここで，モードの直交性により，{xi}T [m] {xj} = 1.0 (i = j){xi}T [m] {xj} = 0.0 (i  j)

(3.32)(3.31)式は(3.32)式を適用することによって各々独立な n 個の運動方程式（非連成）になる。
..

.

qi + 2･hi･ωi･qi + ωi2･qi = Pi (t)(3.33)

ただし，
i = 1～nPi (t) = {xi}T {R (t)}(3.33)式を各々解けば，各モード xi の重みを決定する qi が個々に求まり，さらにこれを(3.26)式に代入すれば構造全体の変位{}が求められる。

Ⅱ-2-12-添 9-2-36

4.

解析フローチャート
本計算機コードの解析フローチャートを図４－１に示す。
ＳＴＡＲＴ

入力データの読込み

構造データテーブル作成

構造モデルの出力ファイル作成

静的解析

動的解析
剛性マトリックス，
質量マトリックス，

剛性マトリックスの算定

減衰マトリックスの算定

固有振動数解析
荷重ベクトルの算定
荷重ベクトルの算定

変位の算定

モーダル解析による
変位の算定

応力の算定

応力の算定

解析結果及び変形図の出力

ＥＮＤ
図４－１ 解析フローチャート
Ⅱ-2-12-添 9-2-37

添付資料―９―２ 別添―４

使用済燃料収納缶（大）の耐震性についての計算書
１．評価の基本方針
使用済燃料収納缶（大）に対して基準地震動Ｓｓを考慮しても強度上耐え得ることを以下の考え方に基づき評価する。
使用済燃料収納缶（大）および使用済燃料収納缶（大）内の燃料はラック内に貯蔵された状態で水平方向には構造的に拘束されておらず，ラックセル内・使用済燃料収納缶（大）内は水で満たされているため，ラックと使用済燃料収納缶（大）・燃料は，流体を介して相互作用により振動する（連成振動）。使用済燃料収納缶（大）は四方をラックセ
ルに，燃料は四方を使用済燃料収納缶（大）に狭い隙間で囲まれているため流体連成力（流体連成効果）が大きく，ラック内の使用済燃料収納缶や燃料はラックと一体で振動すると考えられる。
以上より，使用済燃料収納缶（大）・燃料はラックと同一の加速度が作用するものとして耐震性を評価する。
２．準拠基準等
本検討は原則として下記に準拠して行う。
・原子力発電所耐震設計技術規程（JEAC 4601-2008）
・発電用原子力設備規格 設計・建設規格（JSME S NC1-2005/2007）
・日本産業規格（JIS）
３．評価部位
使用済燃料収納缶（大）の耐震評価は，構造部材である収納缶胴及び底板について実施する。評価箇所については，図－１に示す。
４．荷重条件
使用済燃料収納缶（内部水を含む）及び燃料に，以下に示す自重及び地震による加速度が付加されることによる荷重が発生する。
Ｇｘ：図－１に示すＸ方向の加速度（＝0.89ｇ）
Ｇｙ：図－１に示すＹ方向の加速度（＝0.89ｇ）
Ｇｚ：図－１に示すＺ方向の加速度（＝(1+0.49)ｇ＝1.49ｇ）

Ⅱ-2-12-添 9-2-38

ＡＡ①収納缶胴板※Ａ－Ａ断面※：Ｘ軸に垂直な面とＹ軸に垂直な面の応力計算は，幾何学的に対称であり計算方法も同様であるため，Ｙ軸に垂直な面の応力計算については省略する。

収納缶胴
中性子吸収材カバー
中性子吸収材②収納缶底板Ｂ
Ｂ詳細
正面図
図－１ 使用済燃料収納缶（大）の応力評価箇所

Ⅱ-2-12-添 9-2-39

５．応力の計算方法
５．１ 収納缶胴（１）Ｘ方向の荷重による応力評価点①には，Ｘ方向荷重によりＸ方向の垂直応力（圧縮応力）σｘ１ｘが発生し，次式により求める。
mcan ∙ Gx
Ax1

σx1x =

ここで，ｍcan ：使用済燃料収納缶（大）１体の質量Ｇｘ：Ｘ方向の加速度Ａｘ１ ：評価点①のＸ方向荷重支持面積（２）Ｙ方向の荷重による応力①垂直応力（平均支圧応力）
評価点①には，Ｙ方向荷重によりＹ方向の垂直応力（平均支圧応力）σｙ１ｙが発生し，次式により求める。

(mcan + mfuel + mw ) ∙ Gy
Ay1

σy1y =
ここで，

ｍfuel：使用済燃料 1 体の質量
ｍw ：使用済燃料収納缶（大）１体に含まれる内部水の質量
Ｇｙ ：Ｙ方向の加速度
Ａｙ１：評価点①のＹ方向荷重支持面積（使用済燃料収納缶（大）とスペーサの接触面積）②垂直応力（曲げ応力）評価点①には，Ｙ方向荷重によりＺ方向の垂直応力（曲げ応力）σｚ１ｙが発生し，次式により求める。
σz1y =

Mz1y
Zz1x

Mz1y =

Fy1 × L8

Ⅱ-2-12-添 9-2-40

ここで，Ｍｚ１ｙ：評価点①に作用する曲げモーメントＺｚ１ｘ：評価点①のＸ軸まわりの断面係数
Ｌ：ラックの収納缶支持ピッチ（上下のスペーサ間の距離）（３）Ｚ方向の荷重による応力評価点①には，Ｚ方向の荷重によりＺ方向の垂直応力（圧縮応力）σｚ１ｚが発生し，次式により求める。
σz1z =

mcan ∙ Gz
Az1

ここで，
Ｇｚ ：Ｚ方向の加速度
Ａｚ１：評価点①のＺ方向荷重支持面積（４）平均せん断応力評価点①には，平均せん断応力は発生しない。
５．２ 収納缶底板（１）Ｘ方向の荷重による応力評価点②に発生するＸ方向荷重による応力は，収納缶底板の自重によるもののみであり，無視できる。
（２）Ｙ方向の荷重による応力評価点②に発生するＹ方向荷重による応力は，収納缶底板の自重によるもののみであり，無視できる。
（３）Ｚ方向の荷重による応力評価点②には，Ｚ方向荷重によりＺ方向垂直応力（平均支圧応力）σｚ２ｚが発生し，次式により求める。

σz2z =

mcan + mfuel + mw ∙ Gz
Az2

ここで，
Ａｚ２：評価点②のＺ方向荷重支持面積

Ⅱ-2-12-添 9-2-41

（４）平均せん断応力
評価点②には，平均せん断応力は発生しない。
（５）圧縮応力評価点②には，圧縮応力は発生しない。
６．許容応力
使用済燃料収納缶（大）の耐震評価における許容応力は，「日本機械学会 発電用原子力設備規格 設計・建設規格」（JSME S NC1-2005/2007）（以下，設計・建設規格という。）の炉心支持構造物の設計に関する規定及び「日本電気協会 原子力発電所耐震設計技術規程」（JEAC4601-2008）の炉心支持構造物の許容応力に関する規定を準用する。なお，許容応力を算出する際の温度は，共用プールの最高使用温度である 66℃とする。
許容応力の算出に用いる設計応力強さ（Sm），設計降伏点（Sy）及び設計引張強さ（Su）
等は，設計・建設規格の付録材料図表の値を使用する。
６．１ 一次応力の許容応力
供用状態Ｄｓにおいて生じる応力解析による一次応力強さの許容応力は次の通りである。
（１）一次一般膜応力強さ（Pm）
2
Pm ≤ min 2.4Sm ， Su
3（２）一次一般膜応力＋一次曲げ応力強さ（Pm＋Pb）
2
Pm + Pb ≤ 1.5min 2.4Sm ， Su
3
６．２ 特別な応力の許容応力（１）供用状態Ｄｓにおける平均せん断応力（τ）
純せん断荷重を受ける部分において生じる平均せん断応力の許容応力は次の通りである。
τ ≤ 2 × 0.6Sm（２）供用状態Ｄｓにおける平均支圧応力（σｂ）
支圧荷重を受ける部分の平均支圧応力の許容応力は次の通りである。
（安全側に，
支圧荷重の作用端から自由端までの距離が支圧荷重の作用幅より大きい場合以外の許容応力とする。
）
σb ≤ 2SyⅡ-2-12-添 9-2-42

（３）供用状態Ｄｓにおける圧縮応力（σｃ）①圧縮材の有効細長比（λ）が限界細長比（Λ）以下の場合の圧縮応力（σｃ）
σc ≤ 1.5fc ⋆ = 1.5 1 − 0.4

λ 2 F⋆
ΛνF⋆ = min 1.35Sy ，0.7Su ，1.2Sy RT
λ=

Λ=

lk
i
π2 E
0.6F ⋆

ν = 1.5 +

2 λ 2
3 Λ

ここで，
ｌｋ：座屈長さ
ｉ ：座屈軸についての断面二次半径Ｅ ：縦弾性係数②圧縮材の有効細長比（λ）が限界細長比（Λ）を超える場合の圧縮応力（σｃ）
σc ≤ 1.5fc ⋆ = 1.5 × 0.277 × F ⋆Λ 2
λⅡ-2-12-添 9-2-43

７．評価結果
使用済燃料収納缶（大）に生じる応力
部

位

材

料

（単位：ＭＰa）
応

力

一次一般膜応力Pm
一次一般膜＋一次曲げ応力①収納缶胴板

Pm+ Pb

SUS304TP

平均支圧応力
σｂ

算出応力

許容応力

1

319

11

478

1

376

圧縮応力

長手方向

1

205

σｃ

長手方向以外

0

79

1

319

1

478

1

376

一次一般膜応力Pm②収納缶底板

基準地震動ＳＳ

SUS304

一次一般膜＋一次曲げ応力
Pm+ Pb

平均支圧応力σｂすべて許容応力以下である。

Ⅱ-2-12-添 9-2-44

添付資料―９―２ 別添―５

使用済燃料貯蔵ラック(25 体)設置後の使用済燃料共用プールの水深の遮へい能力に関する説明書
使用済燃料貯蔵ラック（90 体）に替えて使用済燃料貯蔵ラック（49 体）と同じ高さの使用済燃料貯蔵ラック（25 体）を設置し，設置により使用済燃料共用プールの貯蔵容量は減少することから，既存の使用済燃料貯蔵ラック（49 体）の評価に包絡されることを確認した。
使用済燃料貯蔵ラック（49 体）は，使用済燃料貯蔵ラック（90 体）と比べてラックの高さが高く，貯蔵体数が減っている。49 体ラックの線量率評価については，ラックの高さにあわせて水深の条件を変更しているが，線源強度については保守的に 90 体ラックと同じ条件（実際の貯蔵体数よりも多い）で評価している。
使用済燃料貯蔵ラック（25 体）は，使用済燃料貯蔵ラック（49 体）と比べてラックの高さは同じで，貯蔵体数が減っている。そのため，25 体ラックの線量率評価については，
ラックの高さは 49 体ラックと同じ条件，線源強度についても 49 体ラックと同じ条件に設定することで保守的な評価となる。
従って，ラックに収納されている使用済燃料を線源とするプール水面の線量率は「添付資料－９－１ 別添－４ 使用済燃料貯蔵ラック（49 体）設置後の使用済燃料共用プールの水深の遮へい能力に関する説明書」の評価に包絡されるため，水深の遮へい能力は十分確保される。

使用済燃料貯蔵ラック(25 体)：使用済燃料貯蔵ラック(90 体)

使用済燃料貯蔵ラック(49 体)

図－１ 使用済燃料貯蔵ラック配置図

Ⅱ-2-12-添 9-2-45

添付資料―９―２ 別添―６

使用済燃料収納缶（大）についての説明書
1. 概要
使用済燃料貯蔵ラック（25 体）に貯蔵する変形燃料，および破損燃料は，燃料の取扱いを可能にするため，また破損燃料については放射性物質の拡散を抑制するとともに，燃料の形状が維持されていない場合でも臨界を防止するため，使用済燃料収納缶（大）に収納した状態で貯蔵する。
2．使用済燃料収納缶（大）の構造
使用済燃料収納缶（大）はステンレス鋼製の角缶構造である。また，未臨界確保のため側面に中性子吸収材を配置している。なお，中性子吸収材は，輸送容器や使用済燃料貯蔵
ラック向けのボロン添加アルミニウム合金を使用している。
3. 使用済燃料収納缶（大）の機能(1) 使用済燃料収納缶（大）は，天井クレーンを用いて使用済燃料収納缶（大）内に収納した燃料の取扱いが可能になるよう，使用済燃料収納缶（大）上部に燃料の上部
タイプレートハンドル部と同等の形状を有する吊具を取り付け，ワイヤロープ等により吊具と天井クレーンの主巻フックを取り付ける。なお，吊具は落下防止措置を施した着脱式の機構とする。
(2) 使用済燃料収納缶（大）は，燃料棒の形状が維持されていない場合でも放射性物質の拡散を抑制する。
4. 使用済燃料収納缶（大）の取扱い及び落下防止措置
使用済燃料収納缶（大）上部には吊具を取り付けるための接続部（窓）を設け，接続部に吊具を取り付ける。接続部は使用済燃料収納缶（大）に４箇所設け，吊具を４箇所に取り付けることにより，吊上げ時の落下を防止する。
吊具は天井クレーン主巻フックを用いて取扱うことから，以下の天井クレーンの落下防止機能及び落下防止措置により吊上げ時の落下を防止する。
・天井クレーン主巻フックは電源断時に電磁ブレーキで保持する構造
・主巻フックは二重のワイヤロープで保持する構造
・主巻フックは外れ止めを有する構造
・主巻フックと吊具を取り付けるワイヤロープ等を二重化する・取り付け作業後に取り付け状態を確認する

Ⅱ-2-12-添 9-2-46

吊具接続部（窓）（計４箇所）

中性子吸収材209mm
A6mm（角缶厚さ）4mm（中性子吸収材厚さ）

A－A 断面図－１ 使用済燃料収納缶（大）構造図

Ⅱ-2-12-添 9-2-47

230mm

4551 mm

A荷重計

天井クレーン主巻フック

手動チェーンブロック
ワイヤロープ

収納缶吊具
接続部（窓）

使用済燃料収納缶（大）図－２ 使用済燃料収納缶（大）取り扱い概念図

Ⅱ-2-12-添 9-2-48

添付資料―１０
使用済燃料共用プール設備に係る確認事項について
使用済燃料共用プール設備に新たに設置する使用済燃料貯蔵ラック（49 体及び 25 体）の設置に係る主要な確認項目を表－１に，使用済燃料収納缶（小及び大）に係る主要な確認
項目を表－２に示す。また，使用済燃料収納缶（大）の吊具に係る主要な確認項目を表－３に示す。
なお，寸法許容範囲については製作誤差等を考慮の上，確認前に定める。
表－１ 確認事項（使用済燃料貯蔵ラック（49 体及び 25 体）
）
確認項目

確認内容

材料確認

実施計画に記載されている主な材料

判定基準
実施計画の通りであること。

について確認する。
構造

寸法確認

確認

実施計画に記載されている主要寸法

寸法が許容範囲内であること。

を確認する。
外観確認

各部の外観を確認する。

有意な欠陥がないこと。

据付確認

機器の据付位置，据付状態について確実施計画の通りに施工・据付され認する。

ていること。

機能

使用済燃料貯蔵ラック

確認

容量確認

機器の容量，個数について確認する。 実施計画の通りであること。

使用済燃料

使用済燃料

使用済燃料収納缶（小）を用いて貯蔵

使用済燃料収納缶（小）の挿入及

貯蔵ラック

貯蔵ラック

する箇所の使用済燃料収納缶（小）のび取出しが円滑に行えること。

挿入確認

（49体）

挿入及び取出しが円滑に行え支障の挿入ゲージの挿入及び取出しが円ないことを確認する。

滑に行えること。

挿入ゲージを用いて変形燃料を貯蔵する箇所の挿入ゲージの挿入及び取出しが円滑に行え支障のないことを
確認する。
使用済燃料

試験用収納缶を用いて貯蔵する箇所

試験用収納缶の挿入及び取出しが貯蔵ラックの試験用収納缶の挿入及び取出しが円滑に行えること。

（25体）

円滑に行え支障のないことを確認する。

Ⅱ-2-12-添 10-1

表－２ 確認事項（使用済燃料収納缶（小及び大）
）
確認項目

確認内容

材料確認

実施計画に記載されている主な材料につ

判定基準
実施計画の通りであること。

いて確認する。
構造

寸法確認

確認

実施計画に記載されている主要寸法を確

寸法が許容範囲内であること。

認する。
外観確認

各部の外観を確認する。

有意な欠陥がないこと。

表－３ 確認事項（使用済燃料収納缶（大）吊具）
確認項目

確認内容

判定基準

構造

外観確認

各部の外観を確認する。

有意な欠陥がないこと。

確認

据付確認

組み立てた状態における据付状態を確認

ワイヤーロープ等により吊具と天井クレする。

ーンの主巻フックが取り付けられている
こと。

機能
確認

取扱確認

単一故障において使用済燃料収納缶（大） 動力源（空気）が喪失した場合においてを落下させないことを確認する。

も使用済燃料収納缶（大）を保持し続けること。

Ⅱ-2-12-添 10-2

添付資料－１１
共用プール建屋廃液移送系について
従来，運用補助共用施設内で発生する廃液はプロセス主建屋へ移送していたが，プロセス主建屋地下階へ１～４号機のタービン建屋等の滞留水を受入れるため，建屋貫通部の止水措置が必要となったことから，2012 年 3 月より高温焼却炉建屋へ移送先を切り替えている。
以下，運用補助共用施設内で発生する廃液を高温焼却炉建屋へ移送する共用プール建屋
廃液移送系（以下，廃液移送系）に関する，2.12.1 の記載事項以外の追加的な安全確保策，
準拠規格，構造強度※，耐震性※，確認事項について記載する。
（※は工事計画に記載が無い主要配管に限る）
なお，廃液をプロセス主建屋へ移送する系統は，以下の通り工事計画の認可申請・届出を実施している。
工事計画認可申請書（6 資庁第 2935 号 平成 6 年 4 月 27 日認可）
工事計画届出書（総文発官 5 第 1218 号 平成 6 年 4 月 13 日届出）
1. 漏えい防止対策(1) 漏えい発生防止
廃液移送系は，腐食による漏えいを防止するため，耐食性を有する鋼材，ステンレ
ス鋼鋼管，ポリエチレン管，耐圧ホースもしくは十分な肉厚を有する炭素鋼鋼管を基本とする。廃液移送中は免震重要棟集中監視室にて高温焼却炉建屋水位を監視し，溢水による放射性物質の漏えい発生を防止する。
廃液移送系は，異常のないことを巡視点検等により容易に確認できる設備とし，漏えいを停止するための適切な処置ができるようにする。
鋼管もしくはポリエチレン管の継手部は，可能な限り溶接構造もしくは融着構造とする。耐圧ホースは継手部の無いものを使用する。
なお，ポリエチレン管と耐圧ホースの継手部は，フランジ構造にすることで外れることがないようにし，締付トルク管理およびフランジ面間の隙間管理を行うことで漏えい発生を防止する。
また，仮設ラインでの移送を行う際には，耐圧ホースを使用する。継手部はフランジ構造にすることで外れることがないようにし，締付トルク管理およびフランジ面間の隙間管理を行うことで漏えい発生を防止する。

Ⅱ-2-12-添 11-1

(2) 漏えい検知・漏えい拡大防止
廃液移送系は，一部の配管を除いて建屋内に設置されており，仮に配管から漏えいが発生しても拡大防止堰及び施設外漏えい防止堰により，建屋外へ漏えいが拡大することはない。屋外の配管はすべて融着構造とし，フランジ構造となる継手部を設けず，さらに,金属トレイの中に敷設する。
また，巡視点検等で漏えいがないことを確認する。移送配管は，サポートにより地表面から離すことにより，漏えい検知を容易にする。道路横断部は巡視点検時に端部の金属トレイを開放することにより，漏えい検知が可能である。
なお，仮設ラインでの移送を行う際には，耐圧ホースを使用し，継手部に水受けをもうけることにより，漏えい水を受けられるようにした上で，巡視点検等で漏えいがないことを確認する。
2. 放射線遮へい
移送配管の表面線量率は 0.05mSv/h と評価しており，移送配管付近に線量表示を行い，作業員が不用意に近づくことを防止する。なお，放射線遮へいの必要が生じた場合には，状況に応じて適切な放射線遮へいを行う。
3. 検査可能性に対する設計上の考慮
廃液移送系は，高温焼却炉建屋に廃液を移送できることを確認するための検査が可能な設計とする。
4. 健全性に対する考慮
廃液移送系は，機器の重要度に応じた有効な保全が可能な設計とする。
5. 供用期間中に確認する項目
廃液移送系は，高温焼却炉建屋に廃液を移送できること。
6. 凍結
屋外に敷設する配管は，保温材を設置することにより凍結を防止する。
7. 紫外線
屋外に敷設するポリエチレン管は，耐紫外線性を有する保温材で覆う等の処置を講ずることで，紫外線による劣化を防止する。

Ⅱ-2-12-添 11-2

8. 火災
廃液移送系は，火災発生防止及び火災影響軽減のため，実用上可能な限り不燃性又は難燃性材料を使用するとともに設備周辺から可能な限り可燃物を排除する。また，初期消火の対応ができるよう，設備近傍に消火器を設置する。
9. 耐放射性
耐圧ホースの構造部材であるポリ塩化ビニルの放射線照射による影響は，105～106Gy の集積線量において，破断時の伸びの減少等が確認されている。過去の測定において，2 号機
タービン建屋の滞留水表面上の線量当量率が 1Sv/h であったことから，耐圧ホースの照射線量率を 1Gy/h と仮定すると，集積線量が 105Gy に到達する時間は 105 時間（11.4 年）と評価される。そのため，耐圧ホースは数年程度の使用では放射線照射の影響により大きく劣化することはないと考えられる。
ポリエチレンは，集積線量が 2×105Gy に達すると，引張強度は低下しないが，破断時の伸びが減少する傾向を示す。ポリエチレン管の照射線量率を 1Gy/h と仮定すると，2×105Gyに到達する時間は 2×105 時間（22.8 年）と評価される。そのため，ポリエチレン管は数年程度の使用では放射線照射の影響を受けることはないと考えられる。
10. 準拠規格・基準類
廃液移送系の配管で使用する主要材料については，以下の規格・基準類に準拠する。
・発電用原子力設備規格 設計・建設規格（JSME S NC1-2005/2007）
・原子力発電所耐震設計技術規程（JEAC-4601(2008)）
・日本産業規格（JIS 規格）
・国際標準化機構規格（ISO 規格）・日本水道協会規格（JWWA 規格）
・原子力発電所耐震設計技術指針（JEAG4601）

Ⅱ-2-12-添 11-3

11. 構造強度評価
11.1 構造強度評価の基本方針
廃液移送系を構成する機器は，「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（平成 25 年 6 月 28 日原子力規制委員会規則第 6 号）」において，廃棄物処理設備に相当するクラス 3 機器に準ずるものと位置付けられる。
廃液移送系については，「JSME S NC-1 発電用原子力設備規格 設計・建設規格（JSME 規格）」（以下，「JSME 規格」という。），日本産業規格（JIS 規格）等の国内外の民間規格に適合した工業用品の採用，またはこれらと同等の技術的妥当性を有する規格での設計・製
作・検査を行う。
また，JSME 規格で規定される材料の日本産業規格（JIS 規格）年度指定は，技術的妥当性の範囲において材料調達性の観点から考慮しない場合もある。
さらに，JSME 規格に記載のない非金属材料（耐圧ホース，ポリエチレン管等）について
は，現場の作業環境等から採用を継続する必要があるが，これらの機器等については，日
本産業規格（JIS 規格）や日本水道協会規格（JWWA 規格），製品の試験データ等を用いて設計を行う。

Ⅱ-2-12-添 11-4

11.2 配管（鋼管）の強度評価
強度評価箇所を図－1 に示す。設計・建設規格に準拠し，厚さ評価を行った。評価の結果，最高使用圧力に対して十分な厚さを有することを確認した。
（表－1 参照）
内面に圧力を受ける配管について，以下の計算式により計算した値及び設計・建設規格
表 PPD-3411-1 に定める値のいずれか大きい方の値以上であること。
＜評価方法＞
内面に圧力を受ける配管について，以下の計算式により計算した値及び設計・建設規格
表 PPD-3411-1 に定める値のいずれか大きい方の値以上であること。

ｔ ：管の計算上必要な厚さ[mm]tP  Do2  S    0.8  P

P ：最高使用圧力[MPa]Do ：管の外径[mm]
S ：最高使用温度における材料の許容引張応力[MPa]η ：長手継手の効率

図－1 配管概略図

Ⅱ-2-12-添 11-5

表－1 配管（鋼管）の厚さ評価結果
最高使用

最高使用

必要厚さ

設計厚さ

圧力（kg/cm2）

温度（℃）

（mm）

（mm）

STPT38

10.0

66

2.70

4.55

40

SUS304TP

10.0

66

0.30

4.55

80A

40

SUS304TP

0.98MPa

66

0.35

4.81

50A

40

SUS304TP

10.0

66

0.24

3.40

評価機器

口径

Sch．

材質

配管①

65A

40

配管②

65A

配管③
配管④

11.3 配管（ポリエチレン管）の強度評価
配管（ポリエチレン管）は鋼材ではなく，一般産業品であるため，設計・建設規格の要求に適合するものではない。しかしながら，配管（ポリエチレン管）は，一般に耐食性，
電気特性（耐電気腐食），耐薬品性を有しており，鋼管と同等の信頼性を有している。また，
以下により高い信頼性を確保する。
・日本水道協会規格及び ISO 規格に適合したポリエチレン管を採用する。
・継手は，可能な限り融着構造とする。
11.4 配管（耐圧ホース）の強度評価
設計・建設規格上のクラス 3 機器に対する規定を満足する材料ではないが，系統の温度，
圧力を考慮して仕様を選定した上で，漏えい試験を行い，運転状態に異常がないことを確認する。従って，耐圧ホースは，必要な構造強度を有していると評価した。
12. 耐震性評価
12.1 耐震性評価の基本方針
廃液移送系を構成する機器のうち放射性物質を内包するものは，「発電用原子炉施設に関する耐震設計審査指針」の B クラス相当の設備と位置付けられ，耐震性を評価するにあたっては，「JEAC4601 原子力発電所耐震設計技術規程」（以下，「耐震設計技術規程」という。）
等を準用する。ただし，評価手法，評価基準について実態に合わせたものを採用する場合もある。耐圧ホース，ポリエチレン管は，材料の可撓性により耐震性を確保する。

Ⅱ-2-12-添 11-6

12.2 配管（鋼管）の耐震性評価
配管支持の位置を決定するにあたっては，定ピッチスパン法により適正な支持間隔を確保する。定められた間隔で支持することにより，配管系の固有周期を設定し，地震応力が過大とならないようにする。また，集中質量部，曲り部，分岐部に発生する応力及び固有周期は，直管部における値を上回らないものとする。
a.評価条件評価条件としては，配管軸直 2 方向拘束サポートにて支持される 3 点支持はりモデル（図-2 参照）とする。

図-2 等分布荷重 3 点支持はりモデル
次に，当該設備における配管（鋼管）について，各種条件を表-2 に示す。
表－2 配管（鋼管）の基準支持間隔
配管分類

主配管（鋼管）配管クラス

クラス３相当耐震クラス

クラスＢ相当最高使用圧力（kg/cm2）

10.0

10.0

最高使用温度（℃）

0.98MPa

10.0

66

配管材質

STPT38

SUS304TP

配管口径

65A

65A

80A

50A

Sch

40

40

40

40

3.0

2.5

設計震度※1
配管支持間隔※2（ｍ）
※1

0.36
2.8

2.8

設計震度は，建物・建築物の振動性，地盤の種類等を考慮して求められる値とする。

※2 評価は保守的に 4.0m とする。

Ⅱ-2-12-添 11-7

b.評価方法
水平方向震度による配管応力を評価する。
自重による応力 S w は，下記の式で示される。

Sw 

M w  L2
Z
8Z
S w ：自重による応力[MPa]

L ：支持間隔[mm]

M ：曲げモーメント[N・mm]

Z ：断面係数w ：等分布荷重

[mm3]

(b.1)

[N/mm]

地震による応力 S S は，自重による応力 S w の震度倍で下記の式で示される。

S S  C H  SW

(b.2)

S S ：地震による応力[MPa]

C H ：水平震度
また，評価基準として JEAC4601-2008 に記載の供用応力状態 CS におけるクラス 3 配管の一次応力制限を用いると，地震評価としては下記の式で示される。

S  S P  SW  SS  S P  SW  CH  SW  1.0S y(b.3)

S ：内圧，自重，地震による発生応力
S

P

[MPa]

：内圧による応力[MPa]

S y ：設計降伏点[MPa]c.評価結果3 点支持はりモデルで各応力計算をした結果を表-3 に示す。
表-3 より，いずれの場合においても許容値に対して十分な裕度があることが確認できた。
表－3 応力評価結果
評価機器

口径

Sch

材質

内圧，自重，地震に供用状態 C S におけるよる発生応力一次応力許容値（kg/cm ）

(MPa)

（MPa）

最高使用圧力
2

配管①

65A

40

STPT38

10.0

26

199

配管②

65A

40

SUS304TP

10.0

26

188

配管③

80A

40

SUS304TP

0.98MPa

25

188

配管④

50A

40

SUS304TP

10.0

32

188

Ⅱ-2-12-添 11-8

12.3 配管（ポリエチレン管）の耐震性評価
配管（ポリエチレン管）は，可撓性を有しており，地震変位による有意な応力は発生しないと考える。
12.4 配管（耐圧ホース）の耐震性評価
配管（耐圧ホース）は，可撓性を有しており，地震変位による有意な応力は発生しないと考える。
13.その他考慮事項
瓦礫類発生量配管取替を実施することから，約 2m3 の瓦礫類が発生する見込みである。瓦礫類の表面線
量率は 1mSv/h 以下であり，表面線量率に応じて定められた瓦礫類の一時保管エリア（E1,P2,W,X）もしくは固体廃棄物貯蔵庫第 9 棟地上 1 階へ搬入する。

Ⅱ-2-12-添 11-9

14. 確認事項
廃液移送系の確認事項を表－4～7 に示す。
表－4 確認事項（鋼管の溶接検査）
確認事項

確認項目

確認内容
材料が溶接規格等に適合するもので

材料検査あり，溶接施工法の母材の区分に適合することを確認する。

開先検査

判定
使用する材料が，溶接規格等に適合するものであり，溶接施工法の母材の区分に適合するものであること。

開先形状等が溶接規格等に適合

開先形状等が溶接規格等に適合すするものであることを確認する。

るものであること。

あらかじめ確認された溶接施工法又は実績のある溶接施工法又は管理さ溶接作業

れたプロセスを有する溶接施工法で検査あることを確認する。あらかじめ確
認された溶接士により溶接が行われあらかじめ確認された溶接施工法
および溶接士により溶接施工をしていること。

ていることを確認する。

溶接検査

溶接部について非破壊検査を行い，溶接部について非破壊検査を行その試験方法及び結果が溶接規格等

い，その試験方法及び結果が溶接に適合するものであることを確

規格等に適合するものであるこ

認する。

と。

溶接規格により定められた検査圧力

溶接規格により定められた検査圧

耐圧・で一定時間保持した後，検査圧力に力で一定時間保持した後，検査圧漏えい検査耐えていること及び耐圧部分から漏力に耐えていること及び耐圧部分

えいがないことを確認する。

から漏えいがないこと。

非破壊検査

耐圧・漏えい検査後外観上，傷・へ
外観検査

こみ・変形等の異常がないことを確認する。

Ⅱ-2-12-添 11-10

外観上，傷・へこみ・変形等の異常がないこと。

表－5 確認事項（主要配管（ポリエチレン管））
確認事項

確認項目

確認内容
実施計画に記載した主な材料につい

材料確認て記録を確認する。
実施計画に記載した外径について記

寸法確認

構造強度
・耐震性

録を確認する。

外観確認

各部の外観を確認する。

※１
据付確認

配管の据付状態について確認する。

判定
実施計画のとおりであること。

実施計画のとおりであること。

有意な欠陥がないこと。
実施計画のとおり施工・据付されていること。

最高使用圧力以上の水圧で，一定時
耐圧・漏え
い確認

間保持した後，検査圧力に耐えてい 検査圧力に耐えていること及び耐ること及び耐圧部から漏えいがない 圧部から漏えいがないこと。
ことを確認する。※１

機能

通水確認

通水されていることを確認する。

通水されていること。

※１現地では実施可能な範囲とし，必要に応じて記録を確認する。
表－6 確認事項（主要配管（耐圧ホース）
）
確認事項

確認項目
材料確認

寸法確認
構造強度
・耐震性

機能

外観確認
※１

確認内容
実施計画に記載した主な材料について記録を確認する。
実施計画に記載した外径について記
録を確認する。
各部の外観を確認する。

据付確認

配管の据付状態について確認する。

耐圧・漏え

運転圧力による漏えい有無を確認す

い確認

る。※１

通水確認

通水されていることを確認する。

判定
実施計画のとおりであること。

実施計画のとおりであること。

有意な欠陥がないこと。
実施計画のとおり施工・据付されていること。
耐圧部から漏えいがないこと。

通水されていること。

※１現地では実施可能な範囲とし，必要に応じて記録を確認する。
Ⅱ-2-12-添 11-11

表－7 確認事項（主要配管（鋼管）
）
確認事項

確認項目
材料確認

寸法確認

外観確認
構造強度

※１

確認内容
実施計画に記載した主な材料について記録を確認する。
実施計画に記載した主要寸法について記録を確認する。

各部の外観を確認する。

判定
実施計画のとおりであること。

実施計画のとおりであること。

有意な欠陥がないこと。

・耐震性
据付確認

配管の据付状態について確認する。

実施計画のとおり施工・据付されていること。

最高使用圧力の１．５倍の水圧で，耐圧・漏え一定時間保持した後，検査圧力に耐検査圧力に耐えていること及び耐い確認

えていること及び耐圧部から漏えい

圧部から漏えいがないこと。

がないことを確認する。※１
機能

通水確認

通水されていることを確認する。

通水されていること。

※１現地では実施可能な範囲とし，必要に応じて記録を確認する。
以上

Ⅱ-2-12-添 11-12