東海第二発電所 工事計画審査資料

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資料番号

工認-019 改 4

提出年月日

平成 30 年 8 月 29 日

日本原子力発電株式会社
東海第二発電所

工事計画審査資料

原子炉本体（添付書類）

Ⅴ-1 説明書
Ⅴ-1-1 各発電用原子炉施設に共通の説明書
Ⅴ-1-1-4 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書
Ⅴ-1-1-4-1 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉本体）
Ⅴ-1-1-4-1-1 設定根拠に関する説明書（炉心シュラウド）Ⅴ-1-1-4-1-2 設定根拠に関する説明書（シュラウドサポート）
Ⅴ-1-1-4-1-3 設定根拠に関する説明書（上部格子板）
Ⅴ-1-1-4-1-4 設定根拠に関する説明書（炉心支持板）
Ⅴ-1-1-4-1-5 設定根拠に関する説明書（中央燃料支持金具）
Ⅴ-1-1-4-1-6 設定根拠に関する説明書（周辺燃料支持金具）
Ⅴ-1-1-4-1-7 設定根拠に関する説明書（制御棒案内管）
Ⅴ-1-1-4-1-8 設定根拠に関する説明書（原子炉圧力容器）
Ⅴ-1-1-4-1-9 設定根拠に関する説明書（差圧検出・ほう酸水注入管（ティーより N10ノズルまでの外管））
Ⅴ-1-1-4-1-10 設定根拠に関する説明書（ジェットポンプ）
Ⅴ-1-1-4-1-11 設定根拠に関する説明書（高圧炉心スプレイスパージャ）Ⅴ-1-1-4-1-12 設定根拠に関する説明書（低圧炉心スプレイスパージャ）Ⅴ-1-1-4-1-13 設定根拠に関する説明書（残留熱除去系配管（原子炉圧力容器内部））
Ⅴ-1-1-4-1-14 設定根拠に関する説明書（高圧炉心スプレイ配管（原子炉圧力容器内部））
Ⅴ-1-1-4-1-15 設定根拠に関する説明書（低圧炉心スプレイ配管（原子炉圧力容器内部））
Ⅴ-1-1-4-1-16 設定根拠に関する説明書（差圧検出・ほう酸水注入管（原子炉圧力容器
内部））
Ⅴ-5 図面
2.1 炉心・原子炉本体 炉心の構造図 炉心シュラウド【「炉心シュラウド」は，昭和 51 年 4 月 8 日付け 51 資庁第 468 号にて認可された工事計画書の添付図面「第 2-2 図 シュラウド構造図（その 1）」及び「第 2-3 図シュラウド構造図（そ
の 2）
」による。
】
・原子炉本体 炉心の構造図 シュラウドサポート【「シュラウドサポート」は，昭和 51 年 4 月 8 日付け 51 資庁第 468 号にて認可された工事
計画書の添付図面「第 2-21 図 シュラウドサポート構造図」及び平成 4 年 9 月 8 日付け発
管業発第 145 号にて届け出した工事計画書の添付図面「第 2 図マンホール蓋構造図」による。
】

1

・原子炉本体 炉心の構造図 上部格子板【「上部格子板」は，昭和 51 年 4 月 8 日付け 51 資庁第 468 号にて認可された工事計画書の添付図面「第 2-6 図 上部格子板構造図」による。
】
・原子炉本体 炉心の構造図 炉心支持板【「炉心支持板」は，昭和 51 年 4 月 8 日付け 51 資庁第 468 号にて認可された工事計画書の添付図面「第 2-7 図 炉心支持板構造図」による。
】
・原子炉本体 炉心の構造図 中央燃料支持金具【「中央燃料支持金具」は，昭和 51 年 4 月 8 日付け 51 資庁第 468 号にて認可された工事計画書の添付図面「第 2-19 図 燃料支持金具構造図（その 1）」による。
】
・原子炉本体 炉心の構造図 周辺燃料支持金具【「周辺燃料支持金具」は，昭和 51 年 4 月 8 日付け 51 資庁第 468 号にて認可された工事計画書の添付図面「第 2-20 図

燃料支持金具構造図（その 2）」による。
】

・原子炉本体 炉心の構造図 制御棒案内管【「制御棒案内管」は，昭和 51 年 4 月 8 日付け 51 資庁第 468 号にて認可された工事計画書の添付図面「第 2-17 図 制御棒案内管構造図」による。
】
2.2 原子炉圧力容器
・原子炉本体 原子炉圧力容器の構造図 原子炉圧力容器【「原子炉圧力容器」は，平成 16 年 1 月 9 日付け発室発第 163 号にて届け出した工事計画書の添付図面「第 1 図 原子炉圧力容器全体構造図」，昭和 52 年 9 月 22 日付け 52 資庁第 10471
号にて認可された工事計画書の添付図面「第 3-2 図 原子炉圧力容器部分図その 1」及び昭和 50 年 10 月 6 日付け 50 資庁第 8314 号にて認可された工事計画書の添付図面「第 2-3 図
原子炉圧力容器部分図その 2」による。
】
・原子炉本体 原子炉圧力容器の構造図 差圧検出・ほう酸水注入管（ティーより N10 ノズル
までの外管）【「差圧検出・ほう酸水注入管（ティーより N10 ノズルまでの外管）」は，昭和 51 年 4 月 8 日
付け 51 資庁第 468 号にて認可された工事計画書の添付図面「第 2-12 図 差圧検出・ほう酸
水注入配管構造図」による。
】
・原子炉本体 原子炉圧力容器の構造図 ジェットポンプ【「ジェットポンプ」は，昭和 51 年 4 月 8 日付け 51 資庁第 468 号にて認可された工事計画

2

書の添付図面「第 2-16 図 ジェットポンプ構造図」による。】
・原子炉本体 原子炉圧力容器の構造図 高圧炉心スプレイスパージャ【「高圧炉心スプレイスパージャ」は，昭和 51 年 4 月 8 日付け 51 資庁第 468 号にて認可された工事計画書の添付図面「第 2-9 図 高圧炉心スプレイ配管（圧力容器内部）構造図」による。
】
・原子炉本体 原子炉圧力容器の構造図 低圧炉心スプレイスパージャ【「低圧炉心スプレイスパージャ」は，昭和 51 年 4 月 8 日付け 51 資庁第 468 号にて認可された工事計画書の添付図面「第 2-10 図 低圧炉心スプレイ配管（圧力容器内部）構造図」による。
】
・原子炉本体 原子炉圧力容器の構造図 残留熱除去系配管（圧力容器内部）【「残留熱除去系配管（圧力容器内部）」は，昭和 51 年 4 月 8 日付け 51 資庁第 468 号にて認可された工事計画書の添付図面「第 2-11 図 低圧注水配管（圧力容器内部）構造図」による。
】
・原子炉本体 原子炉圧力容器の構造図 高圧炉心スプレイ配管（原子炉圧力容器内部）【「高圧炉心スプレイ配管（原子炉圧力容器内部）」は，昭和 51 年 4 月 8 日付け 51 資庁第 468号にて認可された工事計画書の添付図面「第 2-9 図 高圧炉心スプレイ配管（圧力容器内部）構造図」による。
】
・原子炉本体 原子炉圧力容器の構造図 低圧炉心スプレイ配管（原子炉圧力容器内部）【「低圧炉心スプレイ配管（原子炉圧力容器内部）」は，昭和 51 年 4 月 8 日付け 51 資庁第 468号にて認可された工事計画書の添付図面「第 2-10 図 低圧炉心スプレイ配管（圧力容器内部）構造図」による。
】
・原子炉本体 原子炉圧力容器の構造図 差圧検出・ほう酸水注入管（原子炉圧力容器内部）【「差圧検出・ほう酸水注入管（ティーより N10 ノズルまでの外管）」は，昭和 51 年 4 月 8 日
付け 51 資庁第 468 号にて認可された工事計画書の添付図面「第 2-12 図 差圧検出・ほう酸
水注入配管構造図」による。
】

3

Ⅴ-1-1-4-1-1 設定根拠に関する説明書

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-1 R0（炉心シュラウド）

4

名

称

炉心シュラウド

上部胴

MPa

（差圧）

中間胴

MPa

（差圧）

下部胴

MPa

（差圧）

最 高 使 用 温 度

℃

302

個

−

1

最高使用
圧

力

数

【設定根拠】（概 要）
・設計基準対象施設
炉心シュラウドは，設計基準対象施設として，上部格子板及び炉心支持板を支持するために設置する。

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-1 R2・重大事故等対処設備
重大事故等時に使用する炉心シュラウドは，原子炉冷却材の流路が確保されるよう，炉心形状を維持するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
1.1 炉心シュラウド（上部胴）の最高使用圧力
設計基準対象施設として使用する炉心シュラウド（上部胴）の最高使用圧力は，通常運転時に炉心シュラウド（上部胴）の内外面の間に作用する差圧（差圧が最大となるプ
ラントの運転状態＊1 における差圧解析値（MPa））を包絡する最大差圧としてMPa（差圧）とする。
炉心シュラウド（上部胴）を重大事故等時において使用する場合の圧力は，炉心流量が設計基準対象施設として使用する場合を下回り，設計基準対象施設の最高使用圧力に包絡されるため，同仕様で設計し，MPa（差圧）とする。

1.2 炉心シュラウド（中間胴）の最高使用圧力
設計基準対象施設として使用する炉心シュラウド（中間胴）の最高使用圧力は，通常運転時に炉心シュラウド（中間胴）の内外面の間に作用する差圧（差圧が最大となるプ
ラントの運転状態＊2 における差圧解析値MPa））を包絡する最大差圧としてMPa（差圧）とする。
炉心シュラウド（中間胴）を重大事故等時において使用する場合の圧力は，炉心流量が設計基準対象施設として使用する場合を下回り，設計基準対象施設の最高使用圧力に包絡されるため，同仕様で設計し，MPa（差圧）とする。

15

1.3 炉心シュラウド（下部胴）の最高使用圧力
設計基準対象施設として使用する炉心シュラウド（下部胴）の最高使用圧力は，通常運転時に炉心シュラウド（下部胴）の内外面の間に作用する差圧（差圧が最大となるプ
ラントの運転状態＊3 における差圧解析値（MPa））を包絡する最大差圧としてMPa（差圧）とする。
炉心シュラウド（下部胴）を重大事故等時において使用する場合の圧力は，炉心流量が設計基準対象施設として使用する場合を下回り，設計基準対象施設の最高使用圧力に包絡されるため，同仕様で設計し，MPa（差圧）とする。

2. 最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する炉心シュラウドの最高使用温度は，原子炉圧力容器の最高使用温度と同じ 302 ℃とする。

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-1 R2E

炉心シュラウドを重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時における原子炉圧力容器の使用温度と同じ 302 ℃とする。
3. 個数の設定根拠
炉心シュラウドは，設計基準対象施設として上部格子板及び炉心支持板を支持するために必要な個数である 1 個設置する。
炉心シュラウドは，設計基準対象施設として 1 個設置しているものを重大事故等対処
設備として使用する。
注記＊1：通常運転時に炉心シュラウド（上部胴）の差圧が最大となる 100 ％原子炉出力，105 ％炉心流量状態＊2：通常運転時に炉心シュラウド（中間胴）の差圧が最大となる 100 ％原子炉出力，105 ％炉心流量状態＊3：通常運転時に炉心シュラウド（下部胴）の差圧が最大となる 100 ％原子炉出力，105 ％炉心流量状態26

Ⅴ-1-1-4-1-2 設定根拠に関する説明書

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-2 R0（シュラウドサポート）

7

名

称

シュラウドサポート

最 高 使 用 圧 力

MPa

（差圧）

最 高 使 用 温 度

℃

302

個

−

1

数

【設定根拠】（概 要）
・設計基準対象施設
シュラウドサポートは，設計基準対象施設として，炉心シュラウドを支持するために設置する。
・重大事故等対処設備
重大事故等時に使用するシュラウドサポートは，原子炉冷却材の流路が確保されるよう，

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-2 R2

炉心形状を維持するために設置する。
1. 最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用するシュラウドサポートの最高使用圧力は， 通常運転時にシュラウドサポートの内外面の間に作用する差圧（差圧が最大となるプラントの運転状態＊における差圧解析値MPa））を包絡する最大差圧としてMPa（差圧）とする。

シュラウドサポートを重大事故等時において使用する場合の圧力は，炉心流量が設計基
準対象施設として使用する場合を下回り，設計基準対象施設の最高使用圧力に包絡されるため，同仕様で設計し，MPa（差圧）とする。

2. 最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用するシュラウドサポートの最高使用温度は，原子炉圧力容器の最高使用温度と同じ 302 ℃とする。
シュラウドサポートを重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時における原子炉圧力容器の使用温度と同じ 302 ℃とする。
3. 個数の設定根拠
シュラウドサポートは，設計基準対象施設として炉心シュラウドを支持するために必要な個数である1個設置する。
シュラウドサポートは，設計基準対象施設として1個設置しているものを重大事故等対処
設備として使用する。

18

注記 ＊：通常運転時にシュラウドサポートの差圧が最大となる 100 ％原子炉出力，105 ％炉心NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-2 R1E

流量状態

2

9

Ⅴ-1-1-4-1-3 設定根拠に関する説明書

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-3 R0（上部格子板）

10

名

称

上部格子板

最 高 使 用 圧 力

MPa

（差圧）

最 高 使 用 温 度

℃

302

個

−

1

数

【設定根拠】（概要）
・設計基準対象施設
上部格子板は，設計基準対象施設として，炉心シュラウド上部に固定し燃料集合体の横方向の支持と案内の役目をさせるとともに，中性子束検出器及び起動用中性子源の上端を支持するために設置する。
・重大事故等対処設備

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-3 R3

重大事故等時に使用する上部格子板は，原子炉冷却材の流路が確保されるよう，炉心形状を維持するために設置する。
1. 最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する上部格子板の最高使用圧力は，通常運転時に上部格子板の上下面の間に作用する差圧（差圧が最大となるプラントの運転状態 ＊ における差圧解析値（MPa））を包絡する最大差圧としてMPa（差圧）とする。

上部格子板を重大事故等時において使用する場合の圧力は，炉心流量が設計基準対象施設として使用する場合を下回り，設計基準対象施設の最高使用圧力に包絡されるため，同仕様
で設計し，MPa（差圧）とする。

2. 最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する上部格子板の最高使用温度は，原子炉圧力容器の最高使用温度と同じ 302 ℃とする。
上部格子板を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時における原子炉
圧力容器の使用温度と同じ 302 ℃とする。
3. 個数の設定根拠
上部格子板は，設計基準対象施設として炉心シュラウド上部に固定し燃料集合体の横方向の支持と案内の役目をさせるとともに，中性子束検出器及び起動用中性子源の上端を支持するために必要な個数である1個設置する。

1

11

上部格子板は，設計基準対象施設として 1 個設置しているものを重大事故等対処設備として使用する。

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-3 R1E

注記 ＊：通常運転時に上部格子板の差圧が最大となる100 ％原子炉出力，105 ％炉心流量状態212

Ⅴ-1-1-4-1-4 設定根拠に関する説明書

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-4 R0（炉心支持板）

13

名

称

炉心支持板

最 高 使 用 圧 力

MPa

（差圧）

最 高 使 用 温 度

℃

302

個

−

1

数

【設定根拠】（概要）
・設計基準対象施設
炉心支持板は，設計基準対象施設として，炉心シュラウド下部に固定し，制御棒案内管，燃料支持金具及び燃料集合体，中性子計測案内管並びに起動用中性子源の横方向の支持をするために設置する。
・重大事故等対処設備

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-4 R2

重大事故等時に使用する炉心支持板は，原子炉冷却材の流路が確保されるよう，炉心形状を維持するために設置する。
1. 最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する炉心支持板の最高使用圧力は，通常運転時に炉心支持板の上下面の間に作用する差圧（差圧が最大となるプラントの運転状態 ＊ における差圧解析値（MPa））を包絡する最大差圧としてMPa（差圧）とする。

炉心支持板を重大事故等時において使用する場合の圧力は，炉心流量が設計基準対象施設として使用する場合を下回り，設計基準対象施設の最高使用圧力に包絡されるため，同仕様
で設計し，MPa（差圧）とする。

2. 最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する炉心支持板の最高使用温度は，原子炉圧力容器の最高使用温度と同じ302 ℃とする。
炉心支持板を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時における原子炉
圧力容器の使用温度と同じ 302 ℃とする。
3. 個数の設定根拠
炉心支持板は，設計基準対象施設として炉心シュラウド下部に固定し，制御棒案内管，燃料支持金具及び燃料集合体，中性子計測案内管並びに起動用中性子源の横方向の支持をするために必要な個数である1個設置する。

1

14

炉心支持板は，設計基準対象施設として1個設置しているものを重大事故等対処設備として使用する。

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-4 R1E

注記 ＊：通常運転時に炉心支持板の差圧が最大となる100 ％原子炉出力，105 ％炉心流量状態

215

Ⅴ-1-1-4-1-5 設定根拠に関する説明書

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-5 R0（中央燃料支持金具）

16

名

称

中央燃料支持金具

最 高 使 用 圧 力

MPa

（差圧）

最 高 使 用 温 度

℃

302

個

−

185

数

【設定根拠】（概要）
・設計基準対象施設
中央燃料支持金具は，設計基準対象施設として，燃料集合体 4 本を支持するために設置する。
・重大事故等対処設備
重大事故等時に使用する中央燃料支持金具は，原子炉冷却材の流路が確保されるよう，炉NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-5 R2

心形状を維持するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する中央燃料支持金具の最高使用圧力は，通常運転時に中央
燃料支持金具の上下面の間に作用する差圧（差圧が最大となるプラントの運転状態＊における差圧解析値（MPa））を包絡する最大差圧としてMPa（差圧）とする。

中央燃料支持金具を重大事故等時において使用する場合の圧力は，炉心流量が設計基準対象施設として使用する場合を下回り，設計基準対象施設の最高使用圧力に包絡されるため，同仕様で設計し，MPa（差圧）とする。

2. 最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する中央燃料支持金具の最高使用温度は，原子炉圧力容器の最高使用温度と同じ 302 ℃とする。
中央燃料支持金具を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時における原子炉圧力容器の使用温度と同じ 302 ℃とする。
3. 個数の設定根拠
燃料支持金具は，設計基準対象施設として燃料集合体 764 本を支持するために必要な個数である中央燃料支持金具 185 個と周辺燃料支持金具 24 個設置する。

1

17

燃料支持金具は，設計基準対象施設として中央燃料支持金具 185 個と周辺燃料支持金具 24 個設置しているものを重大事故等対処設備として使用する。

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-5 R1E

注記 ＊：通常運転時に炉心支持板の差圧が最大となる100 ％原子炉出力，105 ％炉心流量状態218

Ⅴ-1-1-4-1-6 設定根拠に関する説明書

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-6 R0（周辺燃料支持金具）

19

名

称

周辺燃料支持金具

最 高 使 用 圧 力

MPa

（差圧）

最 高 使 用 温 度

℃

302

個

−

24

数

【設定根拠】（概要）
・設計基準対象施設
周辺燃料支持金具は，設計基準対象施設として，燃料集合体 1 本を支持するために設置する。
・重大事故等対処設備
重大事故等時に使用する周辺燃料支持金具は，原子炉冷却材の流路が確保されるよう，炉NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-6 R2

心形状を維持するために設置する。

1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する周辺燃料支持金具の最高使用圧力は，通常運転時に周辺燃料支持金具の上下面の間に作用する差圧（差圧が最大となるプラントの運転状態＊における差圧解析値（MPa））を包絡する最大差圧としてMPa（差圧）とする。

周辺燃料支持金具を重大事故等時において使用する場合の圧力は，炉心流量が設計基準対象施設として使用する場合を下回り，設計基準対象施設の最高使用圧力に包絡されるため，同仕様で設計し，2.

MPa（差圧）とする。

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する周辺燃料支持金具の最高使用温度は，原子炉圧力容器の最高使用温度と同じ 302 ℃とする。
周辺燃料支持金具を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時における原子炉圧力容器の使用温度と同じ 302 ℃とする。

3.

個数の設定根拠
燃料支持金具は，設計基準対象施設として燃料集合体 764 本の支持するために必要な個数である中央燃料支持金具 185 個と周辺燃料支持金具 24 個設置する。

1

20

燃料支持金具は，設計基準対象施設として中央燃料支持金具 185 個と周辺燃料支持金具 24 個設置しているものを重大事故等対処設備として使用する。

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-6 R1E

注記 ＊：通常運転時に炉心支持板の差圧が最大となる100 ％原子炉出力，105 ％炉心流量状態221

Ⅴ-1-1-4-1-7 設定根拠に関する説明書

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-7 R0（制御棒案内管）

22

名

称

制御棒案内管最 高 使 用 圧 力

MPa

（差圧）

最 高 使 用 温 度

℃

302

個

−

185

数

【設定根拠】（概要）
・設計基準対象施設
制御棒案内管は，設計基準対象施設として，下側を制御棒駆動機構ハウジングに，上側を炉心支持板にはめこみ，制御棒の案内及び燃料集合体を支持するために設置する。
・重大事故等対処設備
重大事故等時に使用する制御棒案内管は，原子炉冷却材の流路が確保されるよう，炉心形

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-7 R1状を維持するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する制御棒案内管の最高使用圧力は，通常運転時に制御棒案
内管の内外面の間に作用する差圧（差圧が最大となるプラントの運転状態＊における差圧解析
値（MPa））を包絡する最大差圧としてMPa（差圧）とする。

制御棒案内管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，炉心流量が設計基準対象施設として使用する場合を下回り，設計基準対象施設の最高使用圧力に包絡されるため，同仕様で設計し，
2.

MPa（差圧）とする。

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する制御棒案内管の最高使用温度は，原子炉圧力容器の最高
使用温度と同じ 302 ℃とする。
制御棒案内管を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時における原子炉圧力容器の使用温度と同じ 302 ℃とする。

3. 個数の設定根拠
制御棒案内管は，設計基準対象施設として全制御棒 185 本の案内及び燃料集合体を支持するために必要な個数である 185 個設置する。

123

制御棒案内管は，
設計基準対象施設として 185 個設置しているものを重大事故等対処設備として使用する。

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-7 R0

注記 ＊：通常運転時に炉心支持板の差圧が最大となる100 ％原子炉出力，105 ％炉心流量状態224

Ⅴ-1-1-4-1-8 設定根拠に関する説明書

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-8 R0（原子炉圧力容器）

25

名

称

原子炉圧力容器

最 高 使 用 圧 力

MPa

8.62

最 高 使 用 温 度

℃

302

個

−

1

数

【設定根拠】（概要）
・設計基準対象施設
原子炉圧力容器は，設計基準対象施設として原子炉冷却材圧力バウンダリを構成し，燃料集
合体，炉心支持構造物，制御棒及びその他原子炉圧力容器内部構造物を保持するために設置する。
原子炉圧力容器は，通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時において適NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-8 R4

切な炉心冷却能力を持たせる設計としている。
・重大事故等対処設備
重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち残留熱除去設備（残留熱除去系）として使用する原子炉圧力容器は，以下の機能を有する。
原子炉圧力容器は，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態であって，設計基準事故対処
設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，発電用原子炉を冷却するために設置する。
系統構成は，原子炉圧力容器内の保有水を原子炉冷却材再循環系ポンプ入口配管から残留熱除去系配管を介して抽出し，残留熱除去系ポンプ A，B 及び残留熱除去系熱交換器 A，B を経
由し，原子炉冷却材再循環系ポンプ出口配管より原子炉圧力容器に戻すことで，原子炉冷却材を冷却し，炉心を冷却できる設計とする。
原子炉圧力容器は，設計基準事故対処設備が有する最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損（炉心の著しい損傷が発生する前に生じるものに限る。）を防止するため，最終ヒートシンクへ熱を輸送するために設置する。
系統構成は，原子炉圧力容器内の保有水を原子炉冷却材再循環系ポンプ入口配管から残留熱除去系配管を介して抽出し，残留熱除去系ポンプ A，B 及び残留熱除去系熱交換器 A，B を経
由し，原子炉冷却材を冷却し，原子炉冷却材再循環系ポンプ出口配管より原子炉圧力容器に戻すことで，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損（炉心の著しい損傷が発生する前に生じるものに限る。）を防止するため燃料集合体の崩壊熱を除去し，最終ヒートシンクへ熱を輸送できる設計とする。

1

26

重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（高圧
炉心スプレイ系）として使用する原子炉圧力容器は，以下の機能を有する。
原子炉圧力容器は，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって，設計基準事故対処
設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため，発電用原子炉を冷却するために設置する。
系統構成は，サプレッション・チェンバを水源とした高圧炉心スプレイ系ポンプにより，高圧炉心スプレイ系配管を介して原子炉圧力容器に注水することで，炉心を冷却できる設計とする。
重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧
炉心スプレイ系）として使用する原子炉圧力容器は，以下の機能を有する。
原子炉圧力容器は，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態であって，設計基準事故対処

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-8 R2設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，発電用原子炉を冷却するために設置する。
系統構成は，サプレッション・チェンバを水源とした低圧炉心スプレイ系ポンプにより，低圧炉心スプレイ系配管を介して原子炉圧力容器に注水することで，炉心を冷却できる設計とする。
重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（原子炉隔離時冷却系）として使用する原子炉圧力容器は，以下の機能を有する。
原子炉圧力容器は，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって，設計基準事故対処
設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため，発電用原子炉を冷却するために設置する。
系統構成は，サプレッション・チェンバを水源とした原子炉隔離時冷却系ポンプにより原子
炉隔離時冷却系配管を介して原子炉圧力容器に注水することで，炉心を冷却できる設計とする。
重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧
注水系）として使用する原子炉圧力容器は，以下の機能を有する。
原子炉圧力容器は，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態であって，設計基準事故対処
設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，発電用原子炉を冷却するために設置する。
系統構成は，サプレッション・チェンバを水源とした残留熱除去系ポンプ A，B，C により残留熱除去系配管を介して原子炉圧力容器内に注水することで，炉心を冷却できる設計とする。

227

重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（ほう酸水注入系）として使用する原子炉圧力容器は，以下の機能を有する。
原子炉圧力容器は，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって，設計基準事故対処
設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため，発電用原子炉を冷却するために設置する。
系統構成は，ほう酸水貯蔵タンクを水源としたほう酸水注入ポンプによりほう酸水注入系配管を介して原子炉圧力容器に注水することで，他の注水設備と合わせて炉心を冷却し，炉心の著しい損傷を防止できる設計とする。
重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（高圧代替注水系）として使用する原子炉圧力容器は，以下の機能を有する。
原子炉圧力容器は，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって，設計基準事故対処

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-8 R2設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため，発電用原子炉を冷却するために設置する。
系統構成は，サプレッション・チェンバを水源とした高圧炉心スプレイ系配管を介して常設
高圧代替注水系ポンプにより高圧代替注水系配管及び原子炉隔離時冷却系配管を経由して原子炉圧力容器に注水することで，炉心を冷却できる設計とする。
重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧代替注水系）として使用する原子炉圧力容器は，以下の機能を有する。
原子炉圧力容器は，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態であって，設計基準事故対処
設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，発電用原子炉を冷却するために設置する。
系統構成は，代替淡水貯槽を水源とした常設低圧代替注水系ポンプ又は代替水源（代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備，ＳＡ用海水ピット）を水源とした可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより残留熱除去系配管又は低圧炉心スプレイ系配管を介して原子炉
圧力容器に注水することで，炉心を冷却できる設計とする。
重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（代替
循環冷却系）として使用する原子炉圧力容器は，以下の機能を有する。
原子炉圧力容器は，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態であって，設計基準事故対処
設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，発電用原子炉を冷却するために設置する。
系統構成は，サプレッション・チェンバを水源とした残留熱除去系配管を介して代替循環冷328

却系ポンプにより代替循環冷却系配管及び残留熱除去系配管を経由し，原子炉圧力容器に注水することで，炉心を冷却できる設計とする。
重大事故等時に計測制御系統施設のうちほう酸水注入設備（ほう酸水注入系）として使用する原子炉圧力容器は，以下の機能を有する。
原子炉圧力容器は，運転時の異常な過渡変化時において発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象が発生するおそれがある場合又は当該事象が発生した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉冷却材圧力バウンダリ及び原子炉格納容器の健全性を維持するとともに，発電用原子炉を未臨界に移行するために設置する。
系統構成は，ほう酸水貯蔵タンクを水源としたほう酸水注入ポンプによりほう酸水注入系配管を介して原子炉圧力容器に十分な量のほう酸水を注入することで，原子炉を未臨界に移行できる設計とする。
重大事故等時に原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-8 R2

全設備（ほう酸水注入系）として使用する原子炉圧力容器は，以下の機能を有する。
原子炉圧力容器は，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，溶融し，原子炉格納容器の下部に落下した炉心を冷却するために設置する。
系統構成は，ほう酸水貯蔵タンクを水源としたほう酸水注入ポンプによりほう酸水注入系配管を介して原子炉圧力容器に注水することで，溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下を防止又は遅延できる設計とする。
重大事故等時に原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替循環冷却系）として使用する原子炉圧力容器は，以下の機能を有する。
原子炉圧力容器は，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の過圧による破損を防止するため，原子炉格納容器バウンダリを維持しながら原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために設置する。
系統構成は，サプレッション・チェンバを水源とした残留熱除去系配管を介して，代替循環
冷却系ポンプにより，代替循環冷却系配管及び残留熱除去系配管を経由し，原子炉圧力容器に注水することで，原子炉格納容器バウンダリを維持しながら原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下できる設計とする。
原子炉圧力容器は，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，溶融し，原子炉格納容器の下部に落下した炉心を冷却するために設置する。
系統構成は，サプレッション・チェンバを水源とした残留熱除去系配管を介して，代替循環
冷却系ポンプにより，代替循環冷却系配管及び残留熱除去系配管を経由し，原子炉圧力容器に注水することで，溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下を防止又は遅延で429

きる設計とする。
重大事故等時に原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安
全設備（高圧代替注水系）として使用する原子炉圧力容器は，以下の機能を有する。
原子炉圧力容器は，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，溶融し，原子炉格納容器の下部に落下した炉心を冷却するために設置する。
系統構成は，サプレッション・チェンバを水源とした高圧炉心スプレイ系配管を介して，常設高圧代替注水系ポンプにより，高圧代替注水系配管及び原子炉隔離時冷却系配管を経由し，原子炉圧力容器に注水することで，溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下を防止又は遅延できる設計とする。
重大事故等時に原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-8 R3

全設備（低圧代替注水系）として使用する原子炉圧力容器は，以下の機能を有する。
原子炉圧力容器は，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，溶融し，原子炉格納容器の下部に落下した炉心を冷却するために設置する。
系統構成は，代替淡水貯槽を水源とした常設低圧代替注水系ポンプ又は代替水源（代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備，ＳＡ用海水ピット）を水源とした可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより残留熱除去系配管又は低圧炉心スプレイ系配管を介して原子炉
圧力容器に注水することで，溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下を防止
又は遅延できる設計とする。
1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する原子炉圧力容器の最高使用圧力は，定格出力運転時における原子炉圧力容器の運転圧力が 6.93 MPa であるため，これを上回る圧力として 8.62 MPa とする。
原子炉圧力容器を重大事故等時において使用する場合の圧力は，重大事故等対策の有効性評
価解析（原子炉設置変更許可申請書添付書類十）において圧力が最大となる事故シーケンスグ
ループ等である原子炉停止機能喪失では，原子炉圧力が 8.19 MPa，原子炉冷却材圧力バウンダ
リ圧力が 8.49 MPa であることから，これを上回る圧力として 8.62 MPa とする。

2.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する原子炉圧力容器の最高使用温度は，定格出力運転時における原子炉圧力容器温度が約 286 ℃であることから，これを上回る温度として 302 ℃とする。

530

原子炉圧力容器を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等対策の有効性評
価解析（原子炉設置変更許可申請書添付書類十）において原子炉圧力が最大となる原子炉停止
機能喪失の評価結果 8.19 MPa に相当する飽和温度 298 ℃を上回る温度として 302 ℃とする。
3.

個数の設定根拠
原子炉圧力容器は，設計基準対象施設として燃料集合体等を収容するために必要な個数である 1 個を設置する。
原子炉圧力容器は，設計基準対象施設として 1 個設置しているものを重大事故等時に使用する。

（参考）初装荷個数（監視試験片）
監視試験片は，設計基準対象施設として原子炉圧力容器の炉心領域の中性子照射による影響
評価について監視試験片によって計画的に評価を行うために必要な個数である組＊を設置すNT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-8 R3Eる。
なお，監視試験片については，重大事故等対処設備に該当しない。
注記 ＊：監視試験片については，引張試験片 個（母材 個，溶着金属 個）及び衝撃試験片個（母材内面個，溶着金属の個，熱影響部個）を 1 組として，原子炉圧力容器

箇所にそれぞれ 1 組設置している。

631

Ⅴ-1-1-4-1-9

設定根拠に関する説明書

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-9 R0（差圧検出・ほう酸水注入管（ティーより N10 ノズルまでの外管））

32

名
個

差圧検出・ほう酸水注入管

称数（ティーより N10 ノズ ルまでの外管）−

1【設定根拠 】
（概要）
・設計基準 対 象施設
差圧検出・ほ う 酸水注 入管（ティーより N10 ノズルまでの外管）は，設計基準対 象施設とし て ，ほう 酸水 を炉心下部 プレナムに注入するため及び炉心支持板の上下差圧を計測す る ために設 置 する。
・重大事故 等 対処設 備
重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（ほ う 酸水注入 系 ）として使用する差 圧検出・ほう 酸水注入管（ティーより N10

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-9 R4

ノズルま で の外管） は ，以下の機能を有す る。
差圧検出・ほう酸 水 注 入管（ティーより N10 ノズルまで の外管）は，原子炉冷却材圧
力バウンダリが高圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため，発電用原子炉を冷却するために設置する。
系統構成は ，ほう 酸水 貯蔵タンクを水源としたほう酸水注入ポンプによりほう 酸水
注入系配管 を介して 差 圧検出・ほう酸水注 入管（ティー より N10 ノズルまでの 外管）
より原子 炉圧力容器 に 注水するこ とで，他の注水設備と合わせて炉心を冷却し，炉心の著しい損 傷 を防止で き る設計とする。
重大事故等 時に 計測 制 御 系統施設 のうちほ う酸水注入設備（ほう酸水注入系）と して使用す る 差圧検出・ほう 酸水注入管（ティーより N10 ノズルまで の外管）は，以 下の機能を 有 する。
差圧検出・ほ う 酸水注 入管（ティーより N10 ノズルまでの外管）は，運転時の異 常な過渡変化時において発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象が発生するおそれがある場合又は当該事象が発生した場合においても炉心の著しい損傷を防止 す るため ，原 子炉冷却材 圧力バウンダリ及び原子炉格納容器の健全性を維持するとと も に，発電 用 原子炉を未臨界に移 行するために 設置する。
系統構成は ，ほう 酸水 貯蔵タンクを水源としたほう酸水注入ポンプによりほう 酸水
注入系配 管 を介して 差 圧検出・ほう酸水注 入管（ティー より N10 ノズルまでの外管）
より原子炉 圧力容 器 に 十分な量の ほう酸水を注入することで，原子炉を未臨界 に移行できる設 計 とする。

133

重大 事 故 等時 に 原子 炉 格納施 設のうち圧力 低減設備そ の他の安全設 備の原子炉 格 納
容器 安 全 設 備（ ほ う酸 水注 入系）とし て使用する 差圧検出・ほう酸水注 入管（ ティ ーより N10 ノ ズル まで の 外 管）は， 以下の機 能を有する。
差圧検出・ ほ う酸水 注 入 管（ティーより N10 ノズルまでの外管） は，炉心の著 し い
損傷 が 発 生 した 場 合に おい て原子炉格 納容器の破 損を防止するため，溶 融し， 原子 炉
格納容器の 下部 に落 下 し た炉心を 冷却する ために設置する。
系統 構 成は ，ほ う 酸水 貯蔵タンクを水源としたほう酸水注入ポンプによ りほう 酸水
注入系配管 を介して 差 圧検出・ほ う酸水注 入管（ティーより N10 ノズルまでの 外管）
より 原 子 炉 圧力 容 器に 注水 す ることで ，溶融炉心 のペデスタル（ドライウ ェル部） の床面への落 下を防止 又 は 遅延でき る設計と する。

1.

個数の 設定根 拠
差圧検出・ ほ う酸水 注 入 管（ティーより N10 ノズルまでの外管） は，設計基準 対 象

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-9 R4E

施設 と し て ほう 酸 水を 炉心 下部プレナ ムに注入す るため及び炉心支持板 の上下差圧 を計測するた めに 必要 な 個 数である 1 個設置 する。
差圧検出・ ほ う酸水 注 入 管（ティーより N10 ノズルまでの外管） は，設計基準 対 象施設として 1 個 設置 し て いるもの を重大事 故等対処設備として使用する。
（参考）
差圧検出・ ほ う酸水 注 入 管（ティーより N10 ノズルまでの外管） のうち差圧検 出 に係る機能に つい ては ， 重 大事故等 対処設備 に該当しない。

234

Ⅴ-1-1-4-1-10

設定根拠に関する説明書

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-1-10 R1（ジェットポンプ）

35

名
個

称
数

ジェットポンプ−

20【設定根拠 】
（概要）
・設計基準 対 象施設
ジェットポ ンプは ，設 計基準対象 施設とし て原子炉冷却 材再循環系と連結し，原子炉冷却材 を 炉心に循 環 させるために設置す る。
・重大事故 等 対処設 備
重大事故等 時に 原子 炉 冷 却系統施 設のうち 残留熱除去設備（残留熱除去系）とし て使用する ジ ェットポ ン プは，以下の機能を 有する。
ジェットポ ンプは ，原 子炉冷却材 圧力バウ ンダリが低圧 の状態であって，設計基準
事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著
NT2 補② Ⅴ-1-1-4-1-10 R1E

しい損傷 及 び原子炉 格 納容器の破損を防止 するため，発電用原子炉を冷却するために設置する 。
系統構成は ，原子 炉圧 力容器内の保有水を原子炉冷却材再循環系ポンプ入口配 管から残留熱 除 去系配管 を 介して取り出し，残留熱除去系ポンプ A，B 及び残留熱 除去系
熱交換器 A，B を 介し て原子炉冷 却材再循 環系ポンプ出 口配管よりジェットポンプを経由し，原子炉 圧 力容 器に戻すことで，原子炉冷却材を冷却し，炉 心を冷却で きる設計とする 。
ジェットポ ンプは ，設 計基準事故対処設備が有する最終ヒートシンクへ熱を輸 送する機能が 喪 失した場 合 において炉心の著し い損傷及び原 子炉格納容器の破損（炉心の著 し い 損 傷 が 発 生 す る 前 に 生 じる ものに 限る 。）を 防止 す るた め， 最終 ヒ ート シ ン クへ熱を輸 送 するため に 設置する。
系統構成は ，原子 炉圧 力容器内の保有水を原子炉冷却材再循環系ポンプ入口配 管から残留熱 除 去系配管 を 介して取り出し，残留熱除去系ポンプ A，B 及び残留熱 除去系
熱交換器 A，B を 介し て原子炉冷 却材を冷 却し，原子炉 冷却材再循環系ポンプ出口配管よりジ ェ ットポン プ を経由し，原子炉圧力 容器に戻すことで，炉心の著しい損傷及び 原 子 炉 格 納 容 器 の 破 損 （ 炉 心の 著しい 損傷 が発生 する 前に 生 じる ものに 限 る 。） を防止する た め燃料集 合 体の崩壊熱を除去し ，最終ヒートシンクへ熱を輸送できる設計とする。
1.

個数の 設 定根拠
ジェットポ ンプは ，設 計基準対象施設として原子炉冷却材を炉心に循環させる ために必要な 個 数である 20 個設置する。
ジェット ポ ンプは， 設 計基準対象施設とし て 20 個設置し ているものを重大事故 等対処設備と し て使用 す る。
136

Ⅴ-1-1-4-1-11

設定根拠に関する説明書

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-1-11 R0（高圧炉心スプレイスパージャ）

37

名
個

称
数

高圧炉心スプレイスパ ージャ−

2【設定根拠 】
（概要）
・設計基準 対 象施設
高圧炉心ス プレイ ス パ ージャは，設計基 準対象施設として原子炉冷却材喪失時 等に原子炉を ス プレイ冷 却 するために設置する 。
・重大事故 等 対処設 備
重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（高 圧炉心 スプレ イ系 ）として使用する高圧炉心スプレイスパ ージャは，以下 の機能を有 す る。
高圧炉心ス プレイ ス パ ージャは，原子炉 冷却材圧力バウンダリが高圧の状態で あっ
NT2 補② Ⅴ-1-1-4-1-11 R2Eて，設計基 準事故 対処 設備が有す る発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の 著 しい損傷 を 防止するため，発電用原子炉を冷却するために設置する。
系統構成は，サ プレッ ション・チェンバを水 源とした高圧炉心ス プレイ系ポン プにより，高圧炉心 スプレ イスパージ ャを介して 原子炉圧力容器に注 水することで，炉 心を冷却でき る設計と す る。
1.

個数の 設 定根拠
高圧炉心ス プレイ ス パ ージャは，設計基 準対象施設として原子炉冷却材喪失時 等に原子炉を ス プレイ冷 却 するために必要な個 数である 2 個 設置する。
高圧炉心ス プレイ ス パ ージャは，設計基 準対象施設として 2 個設置しているも のを重大事故 等 対処設備 と して使用する。

138

Ⅴ-1-1-4-1-12

設定根拠に関する説明書

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-1-12 R0（低圧炉心スプレイスパージャ）

39

名
個

称
数

低圧炉心スプレイスパ ージャ−

2【設定根拠 】
（概要）
・設計基準 対 象施設
低圧炉心ス プレイ ス パ ージャは，設計基 準対象施設として原子炉冷却材喪失時 に原子炉をス プ レイ冷却 す るために設置する。
・重大事故 等 対処設 備
重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低 圧炉心 スプレ イ系 ）として使用する低圧炉心スプレイスパ ージャは，以下 の機能を有 す る。
低圧炉心ス プレイ ス パ ージャは，原子炉 冷却材圧力バウンダリが低圧の状態で あっ
NT2 補② Ⅴ-1-1-4-1-12 R3て，設計基 準事故 対処 設備が有す る発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の 著 しい損傷 及 び原子炉格納容器の 破損を防止す るため，発電用原子炉を冷却するために設置す る。
系統構成は，サ プレッ ション・チェンバを水 源とした低圧炉心ス プレイ系ポン プに
より ，低 圧 炉心 スプ レ イス パー ジャを介し て原子炉圧力 容器に注水することで ，炉心を冷却できる設 計とする。
重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低 圧代替 注水系 ）として使用する低圧炉心スプレイスパージ ャは，以下の機 能を有する 。
低圧炉心ス プレイ ス パ ージャは，原子炉 冷却材圧力バウンダリが低圧の状態で あって，設計基 準事故 対処 設備が有す る発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の 著 しい損傷 及 び原子炉格納容器の 破損を防止す るため，発電用原子炉を冷却するために設置す る。
系統構成は ，代 替水 源（代替淡水 貯槽，西 側淡水貯水設 備，ＳＡ用海水ピット ）を水源とした可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより低圧炉
心 ス プ レ イ ス パ ー ジ ャ を 介 し て 原子炉 圧力容 器に注水 するこ とで， 炉心を冷却で き る
設計とす る 。
重大事故等時に原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格
納容器安 全 設備（低 圧 代替注水系）として 使用する低圧 炉心スプレイスパージャは，
以下の機 能 を有する 。

140

低圧 炉 心ス プレ イ スパ ージャは，炉心の著しい損傷が発生した場合にお いて原 子炉
格納 容 器 の 破損 を 防止 する ため，溶融 し，原子炉 格納容器の下部に落下 した炉心を 冷却するため に設 置す る 。
系統 構 成は ，代 替 水源 （代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備，ＳＡ用海水 ピット ）を
水源 と し た 可搬 型 代替 注水 中型ポンプ 又は可搬型 代替注水大型ポンプに より低圧炉 心
スプ レ イ ス パー ジ ャを 介し て原子炉圧 力容器に注 水することで，溶融炉 心のペデス タル（ドライ ウェ ル部 ） の床面への 落下を防 止又は遅延できる設計とする。

1.

個数の 設定根 拠
低圧 炉 心ス プレ イ スパ ージャは，設計基準対象施設として原子炉冷却材 喪失時 に原子炉を冷却 する ため に 必 要な個数 である 2 個設置する。
低圧炉心ス プ レイス パ ー ジャは，設計基準 対象施設として 2 個設置しているも の を

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-1-12 R3E

重大事故等 対処 設備 と し て使用す る。

241

Ⅴ-1-1-4-1-13

設定根拠に関する説明書

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-1-13 R0（残留熱除去系配管（原子炉圧力容器内部））

42

名
個

称
数

残留熱除去系配管（原子炉圧力容器内部）−

3【設定根拠 】
（概要）
・設計基準 対 象施設
残留熱除去系配管（原子炉圧力容器内部）は，原子炉冷却材喪失時に冷却材を原子炉圧力容器シュラウド内に注入し，原子炉を冷却するために設置する。
・重大事故 等 対処設 備
重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧
注水系）として使用する残留熱除去系配管（原子炉圧力容器内部）は，以下の機能を有する。
残留熱除去系配管（原子炉圧力容器内部）は，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉NT2 補② Ⅴ-1-1-4-1-13 R3

心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，発電用原子炉を冷却するために設置する。
系統構成は，サプレッション・チェンバを水源とした残留熱除去系ポンプ A，B，C により残留熱除去系配管（原子炉圧力容器内部）を介して原子炉圧力容器内に注水することで，炉心を冷却できる設計とする。
重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧代替注水系）として使用する残留熱除去系配管（原子炉圧力容器内部）は，以下の機能を有する。
残留熱除去系配管（原子炉圧力容器内部）は，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，発電用 原子炉を冷 却する た めに設置する。
系統構成は，代替淡水貯槽を水源とした常設低圧代替注水系ポンプ又は代替水源（代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備，ＳＡ用海水ピット）を水源とした可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより残留熱除去系配管（原子炉圧力容器内部）を介して原子炉圧力容器内に注水することで，炉心を冷却できる設計とする。
重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（代替
循環冷却系）として使用する残留熱除去系配管（原子炉圧力容器内部）は，以下の機能を有する。
残留熱除去系配管（原子炉圧力容器内部）は，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態で143あって，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，発電用原子炉を冷却するために設置する。
系統構成は，サプレッション・チェンバを水源とした残留熱除去系を介して代替循環冷却系
ポンプにより残留熱除去系配管（原子炉圧力容器内部）を経由し，原子炉圧力容器内に注水することで，炉心を冷却できる設計とする。
重大事故等時に原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替循環冷却系）として使用する残留熱除去系配管（原子炉圧力容器内部）は，以下の機能を有する。
残留熱除去系配管（原子炉圧力容器内部）は，炉心の著しい損傷が発生した場合において原
子炉格納容器の過圧による破損を防止するため，原子炉格納容器バウンダリを維持しながら原
子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために設置する。
系統構成は，サプレッション・チェンバを水源とした残留熱除去 系配管 を介して，代替循NT2 補② Ⅴ-1-1-4-1-13 R3

環冷却系ポンプにより，代替循 環冷却 系配管及 び残留熱除去系配管及び残留熱除去系配管（原子炉圧力容器内部）を経由し，原子炉圧力容器に注水することで，原子炉格 納容器 バウ
ンダリを維 持し なが ら 原子炉格納 容器内の圧 力及び温度を低下で きる設計とする 。
残留熱除去系配管（原子炉圧力容器内部）は，炉心の著しい損傷が発生した場合において原
子炉格納容器の破損を防止するため，溶融し，原子炉格納容器の下部に落下した炉心を冷却するために設置する。
系統構成は，サプレッション・チェンバを水源とした残留熱除去 系配管 を経由して，代替
循環冷却系ポンプにより，代替循環 冷却系配管及び残留熱除去系配 管及び残留熱除去系配管（原子炉圧力容器内部）を介して原子炉圧力容器に注水することで，溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下を防止又は遅延できる設計とする。
重大事故等時に原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安
全設備（低圧代替注水系）として使用する残留熱除去系配管（原子炉圧力容器内部）は，以下の機能を有する。
残留熱除去系配管（原子炉圧力容器内部）は，炉心の著しい損傷が発生した場合において原
子炉格納容器の破損を防止するため，溶融し，原子炉格納容器の下部に落下した炉心を冷却するために設置する。
系統構成は，代替淡水貯槽を水源とした常設低圧代替注水系ポンプ又は代替水源（代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備，ＳＡ用海水ピット）を水源とした可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより残留熱除去系配管（原子炉圧力容器内部）を介して原子炉圧力容器に注水することで，溶融 炉心 のペデスタル（ド ライウェル 部）の床面への落下 を防止又は遅延 できる設 計 とする。

2

44

1.

個数の 設定根 拠
残留 熱 除去 系配 管 （原 子炉圧力容器内部）は，設計基準対象施設として 原子炉 冷却材喪 失 時 に 冷却 材 を原 子炉 圧力容器シ ュラウド内 に注入し，原子炉を冷 却する ため に必要な個数 とし て A 系,B 系 ,C 系のそれぞれに 1 個設置し ，合わせて 3 個設置す る。
残留熱除去 系 配管（ 原 子 炉圧力容器内部） は，設計基準対象施設として 3 個設置 しNT2 補② Ⅴ-1-1-4-1-13 R3Eているもの を重 大事 故 等 対処設備 として使 用する。

345

Ⅴ-1-1-4-1-14

設定根拠に関する説明書

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-1-14 R0（高圧炉心スプレイ配管（原子炉圧力容器内部））

46

名
個

称
数

高圧炉心スプレイ配管（原子炉圧 力容器内部 ）−1【設定根拠 】
（概要）
・設計基準 対 象施設
高圧炉心ス プレイ 配 管（原子炉圧力容器内部）は，設計基 準対象施設として原 子炉
冷却材喪 失 時等に原 子 炉をスプレイ冷却す るために設置 する。
・重大事故 等 対処設 備
重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（高 圧炉心 スプレ イ系 ）として使用する高圧炉心スプレイ配管（原子炉圧力容 器内部）は ， 以下の機 能 を有する。

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-1-14 R2E

高圧炉心ス プレイ 配 管（原子炉圧力容器内部）は，原子炉 冷却材圧力バウンダ リが高圧の状 態 であって ，設計基準事 故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失
し た 場 合 に お い ても 炉心 の 著しい損 傷を防止す るため，発電用原子炉を冷却するために設置する 。
系統構成は，サ プレッ ション・チェンバを水 源とした高圧炉心スプレイ系ポン プにより，高 圧炉心 スプレ イ配 管（原子炉圧力容器内部）を介して原子炉圧力容器 に注水すること で ，炉心を冷却できる設計とする。

1.

個数の 設 定根拠
高圧炉心ス プレイ 配 管（原子炉圧力容器内部）は，設計基 準対象施設として原 子炉
冷却材喪 失 時等に原 子 炉をスプレイ冷却す るために必要 な個数である 1 個設置する。
高圧炉心ス プレイ 配 管（原子炉圧力容器内部）は，設計基 準対象施設として 1 個設
置してい る ものを重 大 事故等対処設備とし て使用する。

147

Ⅴ-1-1-4-1-15

設定根拠に関する説明書

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-1-15 R0（低圧炉心スプレイ配管（原子炉圧力容器内部））

48

名
個

称
数

低圧炉心スプレイ配管（原子炉圧 力容器内部 ）−1【設定根拠 】
（概要）
・設計基準 対 象施設
低圧炉心ス プレイ 配 管（原子炉圧力容器内部）は，設計基 準対象施設として原 子炉
冷却材喪 失 時に原子 炉 をスプレイ冷却する ために設置す る。
・重大事故 等 対処設 備
重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低 圧炉心 スプレ イ系 ）として使用する低圧炉心スプレイ配管（原子炉圧力容 器内部）は ， 以下の機 能 を有する。
低圧炉心ス プレイ 配 管（原子炉圧力容器内部）は，原子炉 冷却材圧力バウンダ リがNT2 補② Ⅴ-1-1-4-1-15 R3

低圧の状 態 であって ，設計基準事 故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合 に おいても 炉 心の著しい損傷及び 原子炉格納容 器の破損を防止するため，発電用原子 炉 を冷却す る ために設置 する。
系統構成は，サ プレッ ション・チェンバを水 源とした低圧炉心ス プレイ系ポン プにより，低 圧炉心 スプレ イ配 管（原子炉圧力容器内部）を介して原子炉圧力容器 に注水すること で ，炉心を冷却できる設計とする。
重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低 圧代 替注 水系 ）として使用する 低圧炉心スプレ イ配管（原子炉圧力容器内 部）
は，以下 の 機能を有 す る。
低圧炉心ス プレイ 配 管（原子炉圧力容器内部）は，原子炉 冷却材圧力バウンダ リが低圧の状 態 であって ，設計基準事 故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失
した 場合 に おい ても 炉 心の 著し い損傷及び 原子炉格納容 器の破損を防止 するた め，発電用原子炉を冷却するために設置する。
系統構成は ，代 替水 源（代替淡水 貯槽，西 側淡水貯水設 備，ＳＡ用海水ピット ）を水源とした可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより低圧炉
心スプレ イ 配管（原 子 炉圧力容器内部）を 介して原子炉 圧力容器に注水することで，炉心を冷 却できる設 計 とする。

149

重大 事 故 等時 に 原子 炉 格納施 設のうち圧力 低減設備そ の他の安全設 備の原子炉 格 納
容器 安 全 設 備（ 低 圧代 替注 水系）とし て使用する 低圧炉心スプレイ配管 （原子 炉圧 力
容器内部） は， 以下 の 機 能を有す る。
低圧 炉 心 スプ レ イ配 管 （原子 炉圧力容器内 部）は，炉 心の著しい損 傷が発生し た 場
合に お い て 原子 炉 格納 容器 の破損を防 止するため ，溶融し，原子炉格納 容器の 下部 に落下した炉 心を 冷却 す る ために設 置する。
系統 構 成は ，代 替 水源 （代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備，ＳＡ用海水 ピット ）を
水源 と し た 可搬 型 代替 注水 中型ポンプ 又は可搬型 代替注水大型ポンプに より低 圧炉 心
スプ レ イ 配 管（ 原 子炉 圧力 容器内部） を介して原 子炉圧力容器内に注水 するこ とで ，溶融 炉 心 の ペデ ス タル （ド ライウェル 部）の床面 への落下を防止又は遅延できる 設 計

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-1-15 R3E

とする。

1.

個数の 設定根 拠
低圧 炉 心ス プレ イ 配管 （原子炉圧力容器内部）は，設計基準対象施設と して原 子炉
冷却材喪失 時に 原子 炉 を スプレイ 冷却する ために必要な個数である 1 個設置する 。
低圧炉心ス プ レイ配 管 （ 原子炉圧力容器内 部）は，設計基準対象施設として 1 個 設置している もの を重 大 事 故等対処 設備とし て使用する。

250

Ⅴ-1-1-4-1-16

設定根拠に関する説明書

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-16 R1（差圧検出・ほう酸水注入管（原子炉圧力容器内部））

51

名
個

称
数

差圧検出・ほう酸水注入管（原子炉圧力容器内部）−

1【設定根拠 】
（概要）
・設計基準 対 象施設
差圧検出・ ほう酸 水 注 入管（原子 炉圧力容器 内部）は，設計基準対象施設とし て，ほう酸水を炉心下部プレナムに注入するため及び炉心支持板の上下差圧を計測するために設 置 する。
・重大事故 等 対処設 備
重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（ほ う酸 水注入系 ）として使用する差圧検出・ほう酸水注入管（原子炉圧力 容器内部）は ， 以下の機 能 を有する。

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-16 R4

差圧 検出 ・ ほう 酸水 注 入管（原子炉圧 力容器内部）は，原子炉冷却材圧力バウンダリ
が高圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場
合においても炉心の著しい損傷を防止するため，発電用原子炉を冷却するために設置する。
系統構成は ，ほう 酸水 貯蔵タンクを水源としたほう酸水注入ポンプによりほう 酸水
注入系配 管 を介して 差 圧検出・ほう酸水注入管（原子 炉圧力 容器内部）より 原子炉 圧
力容器に注 水するこ と で，他の注水設備と合わせて炉心 を冷却し，炉心の著し い損傷を防止で き る設計と す る。
重大事故等 時に 計測 制 御 系統施設 のうちほ う酸水注入設備（ほう酸水注入系）と して使用す る 差圧検出・ほう 酸水注入管（原子炉圧力容器内部）は，以下の機能を有する。
差圧検出・ほ う 酸水注 入管（原子炉圧力容器内部）は，運転時の異 常な過渡変 化時において発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象が発生するおそれがある場合又は当該事象が発生した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉冷却材圧力バウンダリ及び原子炉格納容器の健全性を維持するとともに，発電 用 原子炉を 未 臨界に移行するため に設置する。
系統構成は ，ほう 酸水 貯蔵タンクを水源としたほう酸水注入ポンプによりほう 酸水
注入系配 管 を介して 差 圧検出・ほう酸水注入管（原子 炉圧力 容器内部）より 原子炉 圧
力容器に十 分な量の ほ う酸水を注入することで，原子炉を未臨界に移行できる 設計と
する。

1

52

重大 事 故 等時 に 原子 炉 格納施 設のうち圧力 低減設備そ の他の安全設 備の原子炉 格 納
容器 安 全 設 備（ ほ う酸 水注 入系）とし て使用する 差圧検出・ほう酸水注 入管（ 原子 炉
圧力容器内 部） は， 以 下 の機能を 有する。
差圧 検 出・ ほう 酸 水注 入管（原子炉圧力容器内部）は，炉心の著しい損 傷が発 生した場 合 に お いて 原 子炉 格納 容器の破損 を防止する ため，溶融し，原子炉 格納容 器の 下部に落下し た炉 心を 冷 却 するため に設置す る。
系統 構 成は ，ほ う 酸水 貯蔵タンクを水源としたほう酸水注入ポンプによ りほう 酸水
注入 系 配 管 を介 し て差 圧検 出 ・ほう酸 水注入管（原 子炉 圧力容器内部）より原子 炉圧
力容 器 に注 水す る こと で， 溶 融炉心のペ デスタル（ドラ イウェル部）の床面への 落 下を防止又は 遅延でき る 設 計とする。

1.

個数の 設定根 拠
差圧 検 出・ ほう 酸 水注 入管（原子炉圧力容器内部）は，設計基準対象施 設とし てほ

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-16 R4E

う酸 水 を 炉 心下 部 プレ ナム に注入する ため及び炉 心支持板の上下差圧を 計測す るた めに必要な個 数で ある 1 個 設置する 。
差圧 検 出・ ほう 酸 水注 入管（原子炉圧力容器内部）は，設計基準対象施 設として 1個設置して いる もの を 重 大事故等 対処設備 として使用する。
（参考）
差圧 検 出・ ほう 酸 水注 入管（原子炉圧力容器内部）のうち差圧検出に係 る機能 については，重 大事 故等 対 処 設備に該 当しない 。

253