4 号機新燃料 ( 未照射燃料 )2 体の外観点検等について 2012 年 7 月 18,19 日に 4 号機 SFP より新燃料 2 体を取り出し 8 月 27~29 日に共用プールにて外観点検を行い 燃料吊上げ時の荷重負担箇所である結合燃料棒のロックナット 下部端栓 燃料被覆管等に有意な傷 変形

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1 補足説明資料 3 号機使用済燃料プールからの燃料取り出しに伴う実施計画 Ⅱ 章及び Ⅲ 章の変更について 2018 年 10 月 9 日 東京電力ホールディングス株式会社

2 4 号機新燃料 ( 未照射燃料 )2 体の外観点検等について 2012 年 7 月 18,19 日に 4 号機 SFP より新燃料 2 体を取り出し 8 月 27~29 日に共用プールにて外観点検を行い 燃料吊上げ時の荷重負担箇所である結合燃料棒のロックナット 下部端栓 燃料被覆管等に有意な傷 変形 腐食がないことを確認している 共用プールでの点検後 新燃料より採取された燃料部材の一部 ( ロックナット 膨張スプリング等 ) を JAEA へ輸送し 詳細調査 ( 汚染検査 表面観察 ( 光学顕微鏡 SEM) 表面分析 (EPMA) 等 ) を行い 有意な傷や腐食がないことを確認している なお 7, 8 月の点検時に燃料の表面線量率も測定しており JAEA の分析により線源となる主要な核種はクラッド成分 (Co60 等 ) 由来であること * を確認している (*JAEA 公開資料 : 変色は拭き取りにより落ちたため がれきから移った錆と判断した 第 7 スペーサー上部の燃料棒の変色 (1 体のみ確認 ) 新燃料の表面線量率 共用プールでの外観点検 1

3 燃料被覆管の軸方向変位と発生応力の関係について 燃料被覆管上端の軸方向変位と発生応力の導出 燃料被覆管上端の軸方向変位 (Xcr+Xa) と燃料被覆管の発生応力 (σcr+σb) の関係は 下記評価式より求まる なお 燃料タイプ毎の形状 寸法 材質等により下記評価式の定数値は異なることから 評価結果も異なるものとなる * (* 右記グラフの他 新型 8x8 シ ルコニウムライナ燃料分も評価済み ) [ 評価式 ] イたわみ発生直前迄 Xcr = Pcr/K σcr = Pcr/A ロ ( たわみ発生後 ) 降伏応力発生直前迄 Xcr + Xa = Pcr/K + 2R{p(θ/360) sin(θ/2)} σcr + σb = Pcr/A + Pcr x [R{1 cos(θ/2) }]/Z なお R と θ は R x 2p x θ/360=lsp8 の関係にあり θ が定まれば R も定まるため ロにおいて (Xcr+Xa) と (σcr+σb) はいずれも θ の関数となる [ 補足 ] Pcr: たわみ発生直前の圧縮荷重, K: 等価ばね定数, A: 被覆管断面積, R: たわみ半径, θ: 円弧角度 Z: 断面係数変数は赤字 その他寸法や材質で定まる定数は黒字で示す Pcr はロ ( たわみ発生後 ) では一定値になるとした σb σcr 燃料被覆管上端の軸方向変位 (Xcr+Xa) による燃料被覆管発生応力 (σa)(9x9 燃料 (A 型 )) 2

4 上部タイプレート (UTP) 塑性変形量の評価モデルについて (1) UTP 塑性変形量の評価モデル ( 評価モデル選定の考え方 ) UTP 塑性変形量で燃料被覆管の健全性を判定するため 保守的な設定となるよう ( 燃料被覆管の発生応力 )/(UTP 塑性変形量 ) の比がより大きいモデルを評価モデルとして選定する ( 評価モデル選定のステップ ) 1. UTP に対して斜めにがれきが衝突するケースと垂直に衝突するケースとを比較すると 後者の方が ( 燃料被覆管の発生応力 )/(UTP 塑性変形量 ) の比がより大きくなることから 後者を評価モデルとして選定した 2. 垂直に衝突するケースのうち ( 燃料被覆管の発生応力 )/(UTP 塑性変形量 ) の比が大きくなると想定されるケースとして 以下 3 ケースを選定し解析評価を行った 2-a. UTP 塑性変形量が小さく 燃料被覆管の発生応力が大きいと想定されるケースケース 1: がれきが UTP ハンドル全面に当たり ハンドル自体の変形を拘束するケースケース 2: がれきが UTP ハンドル片側に当たり ハンドルポストに荷重が集中するケース 2-b. UTP 塑性変形量が大きく 燃料被覆管の発生応力も大きいと想定されるケースケース 3: がれきが UTP ハンドル中央に当たり ハンドル中央に荷重が集中するケース 3. 上記 2. の 3 ケースについて解析評価を行い 最も保守的なケースを燃料健全性を判定する評価基準策定の評価モデルとして選定した ( ケース 2 が最も保守的 (UTP 塑性変形量が小さい )) UTP に残留する塑性変形量の解析評価結果 ( 抜粋 ) [ 単位 :mm] UTP 塑性変形量の評価モデル (3 ケース ) 3

5 上部タイプレート (UTP) 塑性変形量の燃料タイプ毎の評価について 新型 8x8 ジルコニウムライナ燃料以前の燃料は高燃焼度 8x8 燃料と比較してハンドルバーが薄くハンドルポストとコーナーポストが連結していないためハンドル部は変形し易い ( ケース 1 ではいずれの塑性変形量も高燃焼度 8x8 燃料より大きい結果となった ) このため ケース 1 を除く解析では保守的に高燃焼度 8x8 燃料の結果にて代表することとした なお 塑性変形評価位置のうち CB 上端に対するコーナーポスト上端の沈み込み量は ハンドルポストとコーナーポストが連結していないタイプの 9x9 燃料 (B) に適用している がれき衝突位置 表 5-5 UTP に残留する塑性変形量 ( 抜粋 ) 塑性変形評価位置 CB 上端に対するハンドル上端の沈み込み量 9 9 燃料 (B 型 ) 高燃焼度 8 8 燃料 新型 8 8 *1 シ ルコニウムライナ燃料 各燃料タイプの UTP 形状 1 ハンドル上面全体に剛体接触 ハンドル幅拡大量 ( 両側 ) CB 上端に対するコーナーポスト上端の沈み込み量 ハンドル上面右半分に剛体接触 CB 上端に対するハンドル上端の沈み込み量 ハンドル幅拡大量 ( 両側 ) CB 上端に対するコーナーポスト上端の沈み込み量 3.8 表 5-6 UTP に残留する塑性変形量 (9x9 燃料 (A 型 )) がれき衝突位置 2 ハンドル上面右半分に剛体接触 塑性変形評価位置 CB 上端に対するハンドル上端の沈み込み量 9 9 燃料 (A 型 ) 5.5 ハンドル幅拡大量 ( 両側 ) 4.0 UTP 塑性変形評価位置 (9x9 燃料 (B 型 )) 4

6 がれき落下試験について ~ 実施目的および試験仕様について ~ 実施目的 福島第一 1, 3, 4 号機使用済燃料プール内の燃料は震災時のガレキ落下により機械的ダメージを受けている可能性がある そのため 当該燃料の吊上げ時等における健全性を 事前に確認するための指標を策定するにあたり 実際にガレキ落下試験を行い 燃料変形量と機械的健全性の相関関係について評価した 試験仕様 下記試験仕様にて 2012 年 7 月 14 日に試験を行った がれき落下試験の試験仕様 がれき落下試験イメージ図 5

7 がれき落下試験について ~ ひずみゲージについて ~ ( 目的 ) がれき衝突による各箇所のひずみ量の時刻歴を ひずみゲージで測定することで がれき衝突時の燃料集合体変形挙動を把握する ( 測定原理 ) 金属構造物の電気抵抗の大きさは当該構造物の断面積に反比例し 長さに比例する ひずみゲージはこの特性を利用し 当該金属構造物の電気抵抗の変化を測定することで ひずみ量を測定する ( 取付け箇所 ) 上部タイプレート (UTP): ハンドルポスト コーナーポストネットワーク部 燃料棒 : 結合燃料棒 ( 上部 中部 下部 ) コーナー燃料棒 ( 上部のみ ) 燃料棒上部 燃料棒中部 燃料棒下部 ひずみゲージ取付け位置 ( 上部タイプレート無断複製 転載禁止 ) 東京電力ホールディングス株式会社ひずみゲージ取付け位置 ( 燃料棒 ) 6

8 がれき落下試験について ~ 測定結果および考察について ~ ひずみゲージによる測定結果 がれき衝突の影響について 各部に取付けたひずみゲージによる測定の結果 右記グラフに示すとおり いずれも ひずみ発生は軸方向上側から下側へ向かって 上部タイプレート (UTP) 燃料棒上部 中部 下部の順に発生していることがわかった また ひずみ量の大きさも同様の順に大きいことがわかった UTP( ステンレス鋼 ) と燃料被覆管 ( ジルコニウム合金 ) の降伏応力および引張強さを比較すると いずれも前者の方が値が低い そのため ひずみゲージによる測定結果も考慮すると 燃料被覆管が塑性変形するような大きな荷重が付加された場合には UTP が塑性変形した後に燃料被覆管が塑性変形するものと考えられる 構成部材の機械的特性 (@ 室温 )* ひずみゲージ時刻歴測定結果 (UTP:J1 側ハンドル側面 燃料棒 :J3 ピン ) * 参考図書 (1) 日本機械学会発電用原子力設備規格材料規格 (2008 年版 ) (2) T.Yasuda et al. Deformation and Fracture Properties of Neutron-Irradiated Recrystallized Zircaloy-2 Cladding under Uniaxial Tension, Zirconium in the Nuclear Industry ASTM STP 939, 734 (1987) (3) 原子力安全基盤機構 平成 18 年度高燃焼度 9 9 型燃料信頼性実証成果報告書 ( 総合評価編 ) 7

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