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-468 改 3

提出年月日

平成 30 年 10 月 2 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）（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-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）
Ⅴ-1-1-4-3-23

設定根拠に関する説明書（高圧代替注水系常設高圧代替注水系ポンプ）
Ⅴ-1-1-4-3-24 設定根拠に関する説明書（高圧代替注水系 主配管（常設））
Ⅴ-6 図面
4

原子炉冷却系統施設
4.4 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・原子炉冷却系統施設 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備に係る機器の配置を明示した図面（1／4）
【第 4-4-1 図】
・原子炉冷却系統施設 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備に係る機器の配置を明示した図面（2／4）
【第 4-4-2 図】
・原子炉冷却系統施設 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備に係る機器の配置を明示した図面（3／4）
【第 4-4-3 図】
4.4.6 高圧代替注水系
・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）に係る主配管の配置を明示した図面（1／5）
【第 4-4-6-1 図】
・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）に係る主配管の配置を明示した図面（2／5）
【第 4-4-6-2 図】
・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）に係る主配管の配置を明示した図面（3／5）
【第 4-4-6-3 図】
・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）に係る主配管の配置を明示した図面（4／5）
【第 4-4-6-4 図】
・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）に係る主配管の配置を明示した図面（5／5）
【第 4-4-6-5 図】

1

・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）の系統図（1／8）（設計基準対象施設）【第 4-4-6-6 図】
・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）の系統図（2／8）（重大事故等対処設備）【第 4-4-6-7 図】
・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）の系統図（3／8）（設計基準対象施設）【第 4-4-6-8 図】
・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）の系統図（4／8）（重大事故等対処設備）【第 4-4-6-9 図】
・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）の系統図（5／8）（設計基準対象施設）【第 4-4-6-10 図】
・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）の系統図（6／8）（重大事故等対処設備）【第 4-4-6-11 図】
・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）の系統図（7／8）（設計基準対象施設）【第 4-4-6-12 図】
・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）の系統図（8／8）（重大事故等対処設備）【第 4-4-6-13 図】
・原子炉冷却系統施設 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）の構
造図 常設高圧代替注水系ポンプ【第 4-4-6-14 図】

2

Ⅴ-1-1-4-3-23 設定根拠に関する説明書

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-23 R3（高圧代替注水系 常設高圧代替注水系ポンプ）

3

名称

常設高圧代替注水系ポンプ

容量m3/h/個

136.7 以上 （136.7）

揚程m

900 以上 （900）

最 高 使 用 圧 力MPa

吸込側 0.70／吐出側 10.70

最 高 使 用 温 度℃

120

原動機

出個力kW/個数－1【設定根拠】（概要）
・重大事故等対処設備
重大事故等時に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
常設高圧代替注水系ポンプは，以下の機能を有する。

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-23 R3

常設高圧代替注水系ポンプは，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態にあって，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常設高圧代替注水系ポンプより，原子炉隔離時冷却系配管を介して，発電用原子炉へ注水することにより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）として使用する常設高圧代替注水系ポンプは，以下の機能を有する。
常設高圧代替注水系ポンプは，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へ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常設高圧代替注水系ポンプより，原子炉隔離時冷却系配管を介して，発電用原子炉へ注水することにより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する設計とする。
1.

容量の設定根拠
重大事故等対処設備として使用する常設高圧代替注水系ポンプの容量は，炉心損傷防止対策に係る有効性評価解析（原子炉設置変更許可申請書添付書類十）において有効性が確認された流量とし，136.7 m3/h/個以上とする。
公称値は，要求される容量と同じ 136.7 m3/h/個とする。

14

2.

揚程の設定根拠常設高圧代替注水系ポンプは，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，高圧代替注水系の使用時における原子炉圧力の最大値である 7.80
MPa のときに原子炉圧力容器に 136.7 m3/h の注水が可能な設計とする。
①

水源と移送先の圧力差：m

原子炉とサプレッション・チェンバの圧力差
②

静水頭：

m

ポンプ吸込みレベルと原子炉への注水ライン最高点のレベル差③

配管・機器圧力損失：④①～③の合計：mm

上記から，常設高圧代替注水系ポンプの揚程はm を上回る 900 m 以上とする。

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-23 R3

公称値は，要求される揚程と同じ 900 m とする。
3.

最高使用圧力の設定根拠

3.1 吸込側の最高使用圧力

0.70 MPa

常設高圧代替注水系ポンプの水源はサプレッション・チェンバであり,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）における常設高圧代替注水系ポンプを使用する場合の圧力はMPa であるため,吸込側の圧力はこれを上回る 0.70 MPa とする。
3.2 吐出側の最高使用圧力10.70 MPa

常設高圧代替注水系ポンプの吐出側の最高使用圧力は，下記を考慮する。
①

サプレッション・チェンバ圧力

②

静水頭：

MPa
MPa

サプレッション・プールの最高水位と常設高圧代替注水系ポンプの吸込中心レベル差③

ポンプ締切揚程
ポンプの締切揚程は④①～③の合計：MPa：

MPm

上記から，常設高圧代替注水系ポンプの吐出側の最高使用圧力は，MPa を上回る10.70 MPa と設定する。
4.

最高使用温度の設定根拠
重大事故等対処設備として使用する常設高圧代替注水系ポンプの温度は，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）における常設高圧代替注水系ポンプを使用する場合のサプレッション・プール水温 100 ℃を上回る 120 ℃とする。

2

5.

原動機出力の設定根拠
重大事故等対処設備として使用する常設高圧代替注水系ポンプの原動機出力は，下記の式より容量及び揚程を考慮して決定する。
Ｐw=10-3×ρ×g×Ｑ×Ｈ
η=ＰＷ
Ｐ×100

（引用文献：日本工業規格
Ｐ=ＪＩＳ Ｂ ０１３１（2002）「ターボポンプ用語」）

10-3×ρ×g×Ｑ×Ｈ
η/100

Ｐ ：軸動力（kW）
Ｐｗ：水動力（kW）
ρ ：密度（㎏/m3）

NT2 補① Ｖ-1-1-4-3-23 R3Eg＝ 10002：重力加速度（m/s ）＝ 9.80665

Ｑ ：容量（m3/s）＝ 136.7 / 3600

Ｈ ：揚程（m）＝ 900（最小）η ：ポンプ効率（％）（設計計画値）＝Ｐ

1010009.80665
100136.73600

900

kWkW
上記から，常設高圧代替注水系ポンプの原動機出力は

6.

kW を上回る，kW/個とする。

個数の設定根拠常設高圧代替注水系ポンプ（原動機含む）は，重大事故等対処設備として原子炉圧力容器へ注水し，原子炉水位を維持するために必要な個数である 1 個を設置する。

36

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-24 R2

Ⅴ-1-1-4-3-24 設定根拠に関する説明書（高圧代替注水系 主配管（常設））7原子炉隔離時冷却系タービン入口蒸気管分岐点
名称～
常設高圧代替注水系タービン

最 高 使 用 圧 力

MPa

8.62

最 高 使 用 温 度℃

302

外mm

89.1，114.3

径【設定根拠】（概要）
本配管は，原子炉隔離時冷却系タービン入口蒸気管分岐点から常設高圧代替注水系タービンを接続する配管であり，重大事故等対処設備として，原子炉圧力容器で発生した蒸気を原子炉隔離時冷却系を介して常設高圧代替注水系タービンに導くために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
重大事故等対処設備として使用する本配管の使用圧力は，常設高圧代替注水系タービンへのNT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-24 R2分岐元である原子炉隔離時冷却系の主配管｢弁 E51-F064～原子炉隔離時冷却系タービン入口蒸気管分岐点｣の重大事故等時における使用圧力と同じ 8.62 MPa とする。
2.

最高使用温度の設定根拠
重大事故等対処設備として使用する本配管の使用温度は，常設高圧代替注水系タービンへの分岐元である原子炉隔離時冷却系の主配管｢弁 E51-F064～原子炉隔離時冷却系タービン入口蒸気管分岐点｣の重大事故等時における使用温度と同じ 302 ℃とする。
3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，主蒸気系から供給される蒸気は高圧であるため，エロージョン，圧力損失・施工性等を考慮し，先行プラントの配管実績に基づいた標準流速を目安に選定し，89.1 mm，114.3 mm とする。

流路面積

流量ＢＣ

Ｄ（mm）

（mm）

（A）

2（m ）

114.3

8.6

1000.00741

89.17.6800.00429

外径

厚さＡ

呼び径（t/h）

比容積

流速＊

ＥＦ

3（m /kg）（m/s）

標準流速（m/s）

注記 ＊：流速及びその他パラメータとの関係は以下のとおりとする。
12A

2 B
1000

CπF

D E 1000
3600 C
18常設高圧代替注水系タービン
名

称～
原子炉隔離時冷却系タービン排気管合流点

最 高 使 用 圧 力

MPa

1.04

最 高 使 用 温 度℃

135

外mm

216.3，355.6

径【設定根拠】（概要）
本配管は，常設高圧代替注水系タービンから原子炉隔離時冷却系タービン排気管合流点までを接続する配管であり，重大事故等対処設備として，原子炉圧力容器で発生した蒸気を常設高圧代替注水系タービンを介し，原子炉隔離時冷却系タービン排気管合流点に導くために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
重大事故等対処設備として使用する本配管の使用圧力は，常設高圧代替注水系タービンからNT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-24 R2の合流先である原子炉隔離時冷却系の主配管｢原子炉隔離時冷却系タービン排気管合流点～弁E51-F068｣の重大事故等時における使用圧力と同じ 1.04 MPa とする。
2.

最高使用温度の設定根拠
重大事故等対処設備として使用する本配管の使用温度は，常設高圧代替注水系タービンからの合流先である原子炉隔離時冷却系の主配管｢原子炉隔離時冷却系タービン排気管合流点～弁E51-F068｣の重大事故等時における使用温度と同じ 135 ℃とする。
3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，自由膨張蒸気となるため，エロージ

ョン，圧力損失・施工性等を考慮し，先行プラントの配管実績に基づいた標準流速を目安に選定し，216.3 mm，355.6 mm とする。
流路面積

流量

比容積

流速＊

Ｃ

ＤＥ

Ｆ

（A）

（m2）

（t/h）

（m3/kg）

（m/s）

11.1

350

0.08730

8.2

2000.03138

外径

厚さＡ

Ｂ（mm）

（mm）

355.6
216.3

呼び径

標準流速（m/s）

注記 ＊：流速及びその他パラメータとの関係は以下のとおりとする。
12A

2 B
1000CπF

D E 1000
3600 C29

高圧炉心スプレイ系ポンプ吸込管分岐点
名称～
常設高圧代替注水系ポンプ

最 高 使 用 圧 力

MPa0.70

最 高 使 用 温 度℃

120

外mm

216.3，267.4，457.2

径【設定根拠】（概要）
本配管は，高圧炉心スプレイ系ポンプ吸込管分岐点から常設高圧代替注水系ポンプを接続する配管であり，重大事故等対処設備として，常設高圧代替注水系ポンプを介し原子炉圧力容器にサプレッション・チェンバのプール水を注水するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
重大事故等対処設備として使用する本配管の使用圧力は，常設高圧代替注水系ポンプへの分

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-24 R2岐元である高圧炉心スプレイ系の主配管「サプレッション・チェンバ～高圧炉心スプレイ系ポンプ吸込管分岐点」の重大事故等時における使用圧力と同じ 0.70 MPa とする。
2.

最高使用温度の設定根拠
重大事故等対処設備として使用する本配管の温度は，重大事故等時におけるサプレッション・プール水温 100 ℃を上回る 120 ℃とする。

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，エロージョン，圧力損失・施工性等を考慮し，先行プラントの高圧水配管実績に基づいた標準流速を目安に選定し，216.3 mm，267.4 mm，457.2 mm とする。

310

流路面積流量

流速＊

ＣＤＥ

（A）

（m2）

（m3/h）

（m/s）

14.3

4500.14428

267.4

9.3

2500.04862

216.3

8.2

2000.03138

外径厚さＡ

Ｂ

（mm）

（mm）

457.2呼び径

標準流速（m/s）

注記 ＊：流速及びその他パラメータとの関係は以下のとおりとする。
12AπE

D3600 C

2 B
1000

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-24 R2C411常設高圧代替注水系ポンプ
名称～
原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出管合流点

最 高 使 用 圧 力

MPa

10.70

最 高 使 用 温 度℃

120

外mm

165.2

径

【設定根拠】（概要）
本配管は，常設高圧代替注水系ポンプから原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出管合流点を接続する配管であり，重大事故等対処設備として，常設高圧代替注水系ポンプを介し原子炉圧力容器にサプレッション・チェンバのプール水を注水するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-24 R2E

重大事故等対処設備として使用する本配管の使用圧力は，重大事故等時における常設高圧代替注水系ポンプ吐出側の使用圧力と同じ 10.70 MPa とする。
2.

最高使用温度の設定根拠
重大事故等対処設備として使用する本配管の温度は，重大事故等時における常設高圧代替注水系ポンプの使用温度と同じ 120 ℃とする。
3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，常設高圧代替注水系ポンプから供給される水は高圧であるため，エロージョン，圧力損失・施工性等を考慮し，先行プラントの配管実績に基づいた標準流速を目安に選定し，165.2 mm とする。

流路面積

流量

流速＊

Ｂ

Ｃ

ＤＥ

（mm）

（mm）

（A）

2（m ）

3（m/s）

165.2

14.3

1500.01466

外径厚さＡ

呼び径（m /h）

注記 ＊：流速及びその他パラメータとの関係は以下のとおりとする。
12ACπ

E

D3600 C

2 B
1000

5

標準流速（m/s）

13

称名

第 4-4-1 図

日本原子力発電株式会社
8827

原子炉冷却系統施設
非常用炉心冷却設備
その他原子炉注水設備に係る機器の配置を明示した図面（1／4）

東海第二発電所

工事計画認可申請

14

称

名

第 4-4-2 図

日本原子力発電株式会社
8826

原子炉冷却系統施設
非常用炉心冷却設備
その他原子炉注水設備に係る機器の配置を明示した図面（2／4）

東海第二発電所

工事計画認可申請

15

称

名

第 4-4-3 図

日本原子力発電株式会社
8827

原子炉冷却系統施設
非常用炉心冷却設備
その他原子炉注水設備に係る機器の配置を明示した図面（3／4）

東海第二発電所

工事計画認可申請

第 4-4-6-1 図8822

日 本 原 子 力 発 電 株 式 会 社

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）に係る主配管の配置を明示した図面（1／5）

東 海 第 二 発 電 所

工事計画認可申請
名 称16

第 4-4-6-2 図

日 本 原 子 力 発 電 株 式 会 社
8822

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）に係る主配管の配置を明示した図面（2／5）

東 海 第 二 発 電 所

工事計画認可申請
名 称17

第 4-4-6-3 図

8822

日 本 原 子 力 発 電 株 式 会 社

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）に係る主配管の配置を明示した図面（3／5）

東 海 第 二 発 電 所

工事計画認可申請
名 称18

第 4-4-6-4 図

8822

日 本 原 子 力 発 電 株 式 会 社

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）に係る主配管の配置を明示した図面（4／5）

東 海 第 二 発 電 所

工事計画認可申請
名 称19

第 4-4-6-5 図

8822

日 本 原 子 力 発 電 株 式 会 社

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）に係る主配管の配置を明示した図面（5／5）

東 海 第 二 発 電 所

工事計画認可申請
名 称20

第 4-4-6-1 図～第 4-4-6-5 図 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）に係る主配管の配置を明示した図面 別紙
工事計画書記載の公称値の許容範囲
管 NO.1＊
主要寸法（mm）

許容範囲

根

拠

外径

114.3± 1 ％ＪＩＳ Ｇ ３４５６による材料公差

厚さ8.6± 12.5 ％同上

管 NO.1＊- 管継手
主要寸法
NT2 補① 公差表 R1（mm）
外径114.3

厚さ8.6

許容範囲

± 1.6 mm
＋ 規定しない－ 12.5 ％根

拠ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差

同上

管 NO.2＊
主要寸法（mm）

許容範囲

根

拠

外径89.1± 1 ％ＪＩＳ Ｇ ３４５６による材料公差

厚さ7.6± 12.5 ％

同上

121

工事計画書記載の公称値の許容範囲（続き）
管 NO.2

＊

- 管継手

主要寸法
（mm）
外径89.1

厚さ7.6

許容範囲

± 1.6 mm
＋ 規定しない－ 12.5 ％根

拠ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差

同上

管 NO.3＊
主要寸法

NT2 補① 公差表 R1（mm）

許容範囲

根

拠

外径

216.3

± 0.8 ％ＪＩＳ Ｇ ３４５６による材料公差

厚さ8.2± 12.5 ％同上

管 NO.4＊主要寸法（mm）

許容範囲

根

拠

外径355.6± 0.8 ％ＪＩＳ Ｇ ３４５６による材料公差

厚さ11.1± 12.5 ％同上管 NO.4＊ - 管継手
主要寸法
（mm）
外径355.6

厚さ11.1

許容範囲＋ 4.0 mm
－ 3.2 mm
＋ 規定しない－ 12.5 ％根

拠ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差

同上2

工事計画書記載の公称値の許容範囲（続き）
管 NO.5＊

- 管継手

主要寸法
（mm）
外径457.2

厚さ14.3許容範囲＋ 4.0 mm
－ 3.2 mm
＋ 規定しない－ 12.5 ％根

拠ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差

同上

管 NO.6＊ - 管継手
主要寸法

NT2 補① 公差表 R1（mm）
外径

267.4

厚さ9.3

許容範囲
＋ 4.0 mm
－ 3.2 mm
＋ 規定しない－ 12.5 ％根

拠ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差

同上

管 NO.7＊
主要寸法
（mm）

許容範囲

根

拠外径216.3± 0.8 ％ＪＩＳ Ｇ ３４５６による材料公差

厚さ8.2± 12.5 ％同上

管 NO.7＊ - 管継手
主要寸法（mm）
外径216.3

厚さ8.2

許容範囲
＋ 2.4 mm
－ 1.6 mm
＋ 規定しない－ 12.5 ％根

拠ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差

同上

323

工事計画書記載の公称値の許容範囲（続き）
管 NO.8＊主要寸法（mm）

許容範囲

根

拠

外径

216.3

± 0.8 ％ＪＩＳ Ｇ ３４５６による材料公差

厚さ8.2± 12.5 ％同上

管 NO.9＊主要寸法

NT2 補① 公差表 R1E（mm）

許容範囲

根

拠

外径

165.2

± 1.6 mm

ＪＩＳ Ｇ ３４５６による材料公差

厚さ14.3± 12.5 ％同上

管 NO.9＊ - 管継手
主要寸法（mm）
外径165.2

厚さ14.3

注許容範囲＋ 2.4 mm
－ 1.6 mm
＋ 規定しない－ 12.5 ％根

拠ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差

同上：主要寸法は，工事計画書記載の公称値

注記 ＊：管の強度計算書の管 NO.を示す。

424

25

称

名

第 4-4-6-6 図

日本原子力発電株式会社
8806

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）の系統図（1／8）（設計基準対象施設）

東海第二発電所

工事計画認可申請

26

称

名

第 4-4-6-7 図

日本原子力発電株式会社
8806

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）の系統図（2／8）（重大事故等対処設備）

東海第二発電所

工事計画認可申請

27

称

名

第 4-4-6-8 図

日本原子力発電株式会社
8806

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）の系統図（3／8）（設計基準対象施設）

東海第二発電所

工事計画認可申請

28

称

名

第 4-4-6-9 図

日本原子力発電株式会社
8806

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）の系統図（4／8）（重大事故等対処設備）

東海第二発電所

工事計画認可申請29

第 4-4-6-10 図

名日本原子力発電株式会社
8822

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）の系統図（5／8）
称（設計基準対象施設）

東海第二発電所

工事計画認可申請30

第 4-4-6-11 図

日本原子力発電株式会社
8822

原子炉冷却系統施設のうち
名 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）の系統図（6／8）
称（重大事故等対処設備）

東海第二発電所

工事計画認可申請31

第 4-4-6-12 図

名日本原子力発電株式会社
8621

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）の系統図（7／8）
称（設計基準対象施設）

東海第二発電所

工事計画認可申請32

第 4-4-6-13 図

名日本原子力発電株式会社
8621

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）の系統図（8／8）
称（重大事故等対処設備）

東海第二発電所

工事計画認可申請名 称

33

第 4-4-6-14 図8823

日 本 原 子 力 発 電 株 式 会 社

原子炉冷却系統施設 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）の構造図 常設高圧代替注水系ポンプ

東 海 第 二 発 電 所

工事計画認可申請

第 4-4-6-14 図 原子炉冷却系統施設 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）の構造図 常設高圧代替注水系ポンプ 別紙
工事計画記載の公称値の許容範囲

主要寸法

許容範囲

NT2 補① 公差表 R1E（mm）
吸込口径

169.0

吐出口径

152.4

たて940

横803.6

高さ

1295

ケーシング厚さ（吐出）

34.0

根拠
製造能力，製造実績を考慮したメーカ基準
製造能力，製造実績を考慮したメーカ基準
製造能力，製造実績を考慮したメーカ基準
製造能力，製造実績を考慮したメーカ基準
製造能力，製造実績を考慮したメーカ基準
製造能力，製造実績を考慮したメーカ基準

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