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-219 改 6

提出年月日

平成 30 年 10 月 1 日

日本原子力発電株式会社

東海第二発電所

本文

計測制御系統施設の基本設計方針

抜粋資料

10

計測制御系統施設（発電用原子炉の運転を管理するための制御装置を除く。
）の基本設計方針，適用基準及び適用規格(1) 基本設計方針
変

更 前

変

用語の定義は「発電用原子力設備に関する技術基準を定める省令」，「実用発電用原子炉及びその附属施設

更 後

用語の定義は「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則」及び「実の位置，構造及び設備の基準に関する規則」及び「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」並びにこれらの解釈による。

規則」並びにこれらの解釈による。

第１章 共通項目
計測制御系統施設の共通項目である「1. 地盤等，2.

第１章 共通項目
自然現象，3. 火災，4.

溢水等，5. 設備に対地盤等，2.

自然現象，3. 火災，4.

溢水等，5. 設備に対する要求（5.7 内燃機関を除く。
），6. その他」の基本設計方針については，原子炉冷却系統施設の基本設

計方針「第１章 共通項目」に基づく設計とする。

計方針「第１章 共通項目」に基づく設計とする。

第２章 個別項目

第２章 個別項目

1.

1.

計測制御系統施設

1.1 反応度制御系統及び原子炉停止系統共通
NT2 補① Ⅱ R6計測制御系統施設の共通項目である「1.

する要求（5.7 内燃機関を除く。
），6. その他」の基本設計方針については，原子炉冷却系統施設の基本設

計測制御系統施設

1.1 反応度制御系統及び原子炉停止系統共通

発電用原子炉施設には，制御棒の挿入位置を調節することによって反応度を制御する制御棒及び制御棒

発電用原子炉施設には，制御棒の挿入位置を調節することによって反応度を制御する制御棒及び制御棒

駆動系，再循環流量を調整することによって反応度を制御する再循環流量制御系の独立した原理の異なる

駆動系，再循環流量を調整することによって反応度を制御する再循環流量制御系の独立した原理の異なる

反応度制御系統を施設し，計画的な出力変化に伴う反応度変化を燃料要素の許容損傷限界を超えることな反応度制御系統を施設し，計画的な出力変化に伴う反応度変化を燃料要素の許容損傷限界を超えることなく制御できる能力を有する設計とする。

く制御できる能力を有する設計とする。

通常運転時の高温状態において，独立した原子炉停止系統である制御棒及び制御棒駆動系による制御棒

通常運転時の高温状態において，独立した原子炉停止系統である制御棒及び制御棒駆動系による制御棒の炉心への挿入並びにほう酸水注入系による原子炉冷却材中へのほう酸注入は，それぞれ発電用原子炉をの炉心への挿入並びにほう酸水注入系による原子炉冷却材中へのほう酸注入は，それぞれ発電用原子炉を臨界未満にでき，かつ，維持できる設計とする。

臨界未満にでき，かつ，維持できる設計とする。

運転時の異常な過度変化時の高温状態においても，制御棒及び制御棒駆動系による制御棒の炉心への挿運転時の異常な過度変化時の高温状態においても，制御棒及び制御棒駆動系による制御棒の炉心への挿入により，燃料要素の許容損傷限界を超えることなく発電用原子炉を臨界未満にでき，かつ，維持できる入により，燃料要素の許容損傷限界を超えることなく発電用原子炉を臨界未満にでき，かつ，維持できる設計とする。

設計とする。

設置（変更）許可を受けた原子炉冷却材喪失その他の設計基準事故時の評価において，制御棒及び制御設置（変更）許可を受けた原子炉冷却材喪失その他の設計基準事故時の評価において，制御棒及び制御

棒駆動系は，原子炉スクラム信号によって，水圧制御ユニットアキュムレータの圧力により制御棒を緊急

棒駆動系は，原子炉スクラム信号によって，水圧制御ユニットアキュムレータの圧力により制御棒を緊急挿入できる設計とするとともに，制御棒が確実に挿入され，炉心を臨界未満にでき，かつ，それを維持で挿入できる設計とするとともに，制御棒が確実に挿入され，炉心を臨界未満にでき，かつ，それを維持できる設計とする。

きる設計とする。

制御棒及びほう酸水は，通常運転時における圧力，温度及び放射線に起因する最も厳しい条件において，必要な耐放射線性，寸法安定性，耐熱性，核性質，耐食性及び化学的安定性を保持する設計とする。
1.2 制御棒及び制御棒駆動系

制御棒及びほう酸水は，通常運転時における圧力，温度及び放射線に起因する最も厳しい条件において，必要な耐放射線性，寸法安定性，耐熱性，核性質，耐食性及び化学的安定性を保持する設計とする。
1.2 制御棒及び制御棒駆動系

制御棒は，最大の反応度価値を持つ制御棒 1 本が完全に炉心の外に引き抜かれていて，その他の制御棒

制御棒は，最大の反応度価値を持つ制御棒 1 本が完全に炉心の外に引き抜かれていて，その他の制御棒が全挿入の場合，高温状態及び低温状態において常に炉心を臨界未満にできる設計とする。また，発電用が全挿入の場合，高温状態及び低温状態において常に炉心を臨界未満にできる設計とする。また，発電用

原子炉運転中に，完全に挿入されている制御棒を除く，他のいずれかの制御棒が動作不能となった場合は，原子炉運転中に，完全に挿入されている制御棒を除く，他のいずれかの制御棒が動作不能となった場合は，動作可能な制御棒のうち最大反応度価値を有する制御棒 1 本が完全に炉心の外に引き抜かれた状態でも，動作可能な制御棒のうち最大反応度価値を有する制御棒 1 本が完全に炉心の外に引き抜かれた状態でも，

1

NT2 補① Ⅱ R6

変

更 前

変

更 後

他のすべての動作可能な制御棒により，高温状態及び低温状態において炉心を臨界未満に保持できること

他のすべての動作可能な制御棒により，高温状態及び低温状態において炉心を臨界未満に保持できることを評価確認し，確認できない場合には，発電用原子炉を停止するように保安規定に定めて管理する。

を評価確認し，確認できない場合には，発電用原子炉を停止するように保安規定に定めて管理する。

反応度が大きく，かつ急激に投入される事象による影響を小さくするため，制御棒の落下速度を設置（変反応度が大きく，かつ急激に投入される事象による影響を小さくするため，制御棒の落下速度を設置（変更）許可を受けた「制御棒落下」の評価で想定した落下速度に制御棒落下速度リミッタにより制限するこ更）許可を受けた「制御棒落下」の評価で想定した落下速度に制御棒落下速度リミッタにより制限することで，制御棒引き抜きによる反応度添加率を抑制する。また，「原子炉起動時における制御棒の異常な引きとで，制御棒引き抜きによる反応度添加率を抑制する。また，「原子炉起動時における制御棒の異常な引き抜き」の評価で想定した制御棒引き抜き速度に制限するとともに，零出力ないし低出力においては，運転抜き」の評価で想定した制御棒引き抜き速度に制限するとともに，零出力ないし低出力においては，運転

員の制御棒引抜操作を規制する補助機能として，制御棒価値ミニマイザを設けることで，制御棒の最大反員の制御棒引抜操作を規制する補助機能として，制御棒価値ミニマイザを設けることで，制御棒の最大反応度価値を抑制する。さらに，中性子束高による原子炉スクラム信号を設ける設計とする。これらにより，

応度価値を抑制する。さらに，中性子束高による原子炉スクラム信号を設ける設計とする。これらにより，想定される反応度投入事象発生時に燃料の最大エンタルピや発電用原子炉圧力の上昇を低く抑え，原子炉想定される反応度投入事象発生時に燃料の最大エンタルピや発電用原子炉圧力の上昇を低く抑え，原子炉

冷却材圧力バウンダリを破損せず，かつ，炉心の冷却機能を損なうような炉心，炉心支持構造物及び原子

冷却材圧力バウンダリを破損せず，かつ，炉心の冷却機能を損なうような炉心，炉心支持構造物及び原子炉圧力容器内部構造物の破損を生じさせない設計とする。なお，制御棒引抜手順については，保安規定に

炉圧力容器内部構造物の破損を生じさせない設計とする。なお，制御棒引抜手順については，保安規定に定めて管理する。

定めて管理する。

制御棒及び制御棒駆動系は，通常運転時及び運転時の異常な過渡変化時における低温状態において，キ

制御棒及び制御棒駆動系は，通常運転時及び運転時の異常な過渡変化時における低温状態において，キセノン崩壊による反応度添加及び高温状態から低温状態までの反応度添加を制御し，低温状態で炉心を未セノン崩壊による反応度添加及び高温状態から低温状態までの反応度添加を制御し，低温状態で炉心を未臨界に移行して維持できる設計とする。

臨界に移行して維持できる設計とする。

制御棒は，十字形に組み合わせたステンレス鋼製のＵ字型シースの中に中性子吸収材を納めたものであり，各制御棒は 4 体の燃料体の中央に，炉心全体にわたって一様に配置する設計とする。
制御棒の下端には制御棒落下速度リミッタを設けるとともに，制御捧の駆動は，ピストン上部又は下部に駆動水を供給することにより，原子炉圧力容器底部から行う設計とする。

制御棒は，十字形に組み合わせたステンレス鋼製のＵ字型シースの中に中性子吸収材を納めたものであり，各制御棒は 4 体の燃料体の中央に，炉心全体にわたって一様に配置する設計とする。
制御棒の下端には制御棒落下速度リミッタを設けるとともに，制御捧の駆動は，ピストン上部又は下部に駆動水を供給することにより，原子炉圧力容器底部から行う設計とする。

通常駆動時は，駆動水ポンプにより加圧された駆動水で駆動し，原子炉緊急停止時は，各々の制御棒駆

通常駆動時は，駆動水ポンプにより加圧された駆動水で駆動し，原子炉緊急停止時は，各々の制御棒駆動機構ごとに設ける水圧制御ユニットアキュムレータの高圧窒素により加圧された駆動水を供給すること

動機構ごとに設ける水圧制御ユニットアキュムレータの高圧窒素により加圧された駆動水を供給すること

で制御棒を駆動する設計とする。

で制御棒を駆動する設計とする。

原子炉冷却材の漏えいが生じた場合，その漏えい量が 10 mm（3／8 インチ）径の配管破断に相当する量
以下の場合は制御棒駆動水圧系駆動水ポンプで補給できる設計とする。

原子炉冷却材の漏えいが生じた場合，その漏えい量が 10 mm（3／8 インチ）径の配管破断に相当する量
以下の場合は制御棒駆動水圧系駆動水ポンプで補給できる設計とする。

制御棒駆動系は，発電用原子炉の緊急停止時に制御棒の挿入時間が，発電用原子炉の燃料及び原子炉冷制御棒駆動系は，発電用原子炉の緊急停止時に制御棒の挿入時間が，発電用原子炉の燃料及び原子炉冷却材圧力バウンダリの損傷を防ぐために適切な値となるような速度で炉心内に挿入できること，並びに通却材圧力バウンダリの損傷を防ぐために適切な値となるような速度で炉心内に挿入できること，並びに通常運転時において制御棒の異常な引き抜きが発生した場合においても，燃料要素の許容損傷限界を超える

常運転時において制御棒の異常な引き抜きが発生した場合においても，燃料要素の許容損傷限界を超える駆動速度で引き抜きできない設計とする。

駆動速度で引き抜きできない設計とする。

なお，設置（変更）許可を受けた仕様及び運転時の異常な過渡変化並びに設計基準事故の評価で設定しなお，設置（変更）許可を受けた仕様及び運転時の異常な過渡変化並びに設計基準事故の評価で設定した制御棒の挿入時間，並びに設置（変更）許可を受けた「原子炉起動時における制御棒の異常な引き抜き」

た制御棒の挿入時間，並びに設置（変更）許可を受けた「原子炉起動時における制御棒の異常な引き抜き」

及び「出力運転中の制御棒の異常な引き抜き」の評価の条件を満足する設計とする。

及び「出力運転中の制御棒の異常な引き抜き」の評価の条件を満足する設計とする。

制御棒は，原子炉モード・スイッチ「停止」の位置にあるとき，原子炉モード・スイッチ「燃料取替」の制御棒は，原子炉モード・スイッチ「停止」の位置にあるとき，原子炉モード・スイッチ「燃料取替」の位置にある場合で，燃料取替機位置が原子炉上部にあり，荷重状態のとき，原子炉モード・スイッチ「燃位置にある場合で，燃料取替機位置が原子炉上部にあり，荷重状態のとき，原子炉モード・スイッチ「燃料取替」の位置にある場合で，引き抜かれている制御棒本数が 1 本のとき，原子炉モード・スイッチ「燃料取替」の位置にある場合で，引き抜かれている制御棒本数が 1 本のとき，原子炉モード・スイッチ「燃料取替」の位置にある場合で，スクラム水排出容器水位高によるスクラム信号がバイパスされているとき，料取替」の位置にある場合で，スクラム水排出容器水位高によるスクラム信号がバイパスされているとき，

原子炉モード・スイッチ「起動」の位置にある場合で，起動領域計装の中性子束低，中性子束高，原子炉

原子炉モード・スイッチ「起動」の位置にある場合で，起動領域計装の中性子束低，中性子束高，原子炉

2

変

更 前

更 後

出力ペリオド短又は動作不能のとき，原子炉モード・スイッチ「運転」の位置にある場合で，出力領域計

装の中性子束低又は動作不能のとき，出力領域計装の中性子束高のとき，制御棒価値ミニマイザによるブ装の中性子束低又は動作不能のとき，出力領域計装の中性子束高のとき，制御棒価値ミニマイザによるブロック信号のあるときは，引き抜きを阻止できる設計とする。

ロック信号のあるときは，引き抜きを阻止できる設計とする。

制御棒駆動機構は，各制御棒に独立して設けられたラッチ付水圧駆動ピストン形式のものであり，イン

制御棒駆動機構は，各制御棒に独立して設けられたラッチ付水圧駆動ピストン形式のものであり，インデックス・チューブと駆動ピストンのアセンブリ及びラッチ機構等で構成され，制御棒の駆動動力源であデックス・チューブと駆動ピストンのアセンブリ及びラッチ機構等で構成され，制御棒の駆動動力源である駆動水ポンプによる水圧が喪失した場合においても，ラッチ機構により制御棒を現状位置に保持するこる駆動水ポンプによる水圧が喪失した場合においても，ラッチ機構により制御棒を現状位置に保持することができ，発電用原子炉の反応度を増加させる方向に作動させない設計とする。

とができ，発電用原子炉の反応度を増加させる方向に作動させない設計とする。

また，制御棒駆動機構と制御棒とはカップリングを介して容易に外れない構造とする。

また，制御棒駆動機構と制御棒とはカップリングを介して容易に外れない構造とする。

制御棒駆動系にあっては，制御棒の挿入その他の衝撃により制御棒，燃料体，その他の炉心を構成する

制御棒駆動系にあっては，制御棒の挿入その他の衝撃により制御棒，燃料体，その他の炉心を構成するものを損壊しない設計とする。
1.3 再循環流量制御系
再循環流量は，再循環系ポンプの吐出側に設けられた流量制御弁の開度を調整することにより制御できる設計とする。
また，タービン・トリップ又は発電機負荷遮断直後の原子炉出力を抑制するため，主蒸気止め弁閉又はNT2 補① Ⅱ R6

変

出力ペリオド短又は動作不能のとき，原子炉モード・スイッチ「運転」の位置にある場合で，出力領域計

蒸気加減弁急速閉の信号により，再循環系ポンプ 2 台が同時にトリップする機能を設ける設計とする。
1.4 ほう酸水注入系

ものを損壊しない設計とする。
1.3 再循環流量制御系
再循環流量は，再循環系ポンプの吐出側に設けられた流量制御弁の開度を調整することにより制御できる設計とする。
また，タービン・トリップ又は発電機負荷遮断直後の原子炉出力を抑制するため，主蒸気止め弁閉又は蒸気加減弁急速閉の信号により，再循環系ポンプ 2 台が同時にトリップする機能を設ける設計とする。
1.4 ほう酸水注入系

ほう酸水注入系は，制御棒挿入による原子炉停止が不能になった場合，手動で中性子を吸収するほう酸

ほう酸水注入系は，制御棒挿入による原子炉停止が不能になった場合，手動で中性子を吸収するほう酸

水（五ほう酸ナトリウム）を原子炉内に注入する設備であり，単独で定格出力運転中の発電用原子炉を高水（五ほう酸ナトリウム）を原子炉内に注入する設備であり，単独で定格出力運転中の発電用原子炉を高温状態及び低温状態において十分臨界未満に維持できるだけの反応度効果を持つ設計とする。

温状態及び低温状態において十分臨界未満に維持できるだけの反応度効果を持つ設計とする。
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必要な重大事故等対処設備として，ほう酸水注入系を設ける設計とする。
原子炉緊急停止系の機能が喪失した場合の重大事故等対処設備として，ほう酸水注入系は，ほう酸水注
入ポンプにより，ほう酸水貯蔵タンクのほう酸水を原子炉圧力容器へ注入することで，発電用原子炉を未臨界にできる設計とする。
ほう酸水注入系の流路として，設計基準対象施設である原子炉圧力容器，炉心支持構造物及び原子炉圧
力容器内部構造物を重大事故等対処設備として使用することから，流路に係る機能について重大事故等対処設備としての設計を行う。

1.5 原子炉圧力制御系
圧力制御装置は，原子炉圧力を一定に保つように，蒸気加減弁の開度を自動制御する設計とする。
また，原子炉圧力が急上昇するような場合，タービンバイパス弁を開き，原子炉圧力の過度の上昇を防止する設計とする。

1.5 原子炉圧力制御系
圧力制御装置は，原子炉圧力を一定に保つように，蒸気加減弁の開度を自動制御する設計とする。
また，原子炉圧力が急上昇するような場合，タービンバイパス弁を開き，原子炉圧力の過度の上昇を防止する設計とする。

3

変

更 前

気加減弁及びタービンバイパス弁の開度を制御することにより，負荷の変動その他の発電用原子炉の運転

気加減弁及びタービンバイパス弁の開度を制御することにより，負荷の変動その他の発電用原子炉の運転に伴う原子炉圧力容器内の圧力の変動を自動的に調整する設計とする。

に伴う原子炉圧力容器内の圧力の変動を自動的に調整する設計とする。
1.6 原子炉給水制御系

原子炉給水制御系は，原子炉水位を一定に保つようにするため，原子炉給水流量，主蒸気流量及び原子原子炉給水制御系は，原子炉水位を一定に保つようにするため，原子炉給水流量，主蒸気流量及び原子炉水位の信号を取り入れ，タービン駆動原子炉給水ポンプの速度を調整することなどにより原子炉給水流

炉水位の信号を取り入れ，タービン駆動原子炉給水ポンプの速度を調整することなどにより原子炉給水流量を自動的に制御できる設計とする。

量を自動的に制御できる設計とする。

計測装置等

2.1 計測装置
2.1.1 通常運転時及び運転時の異常な過渡変化時における計測

NT2 補① Ⅱ R6

更 後

圧力制御装置は主蒸気圧力とあらかじめ設定した圧力設定値とを比較し，圧力偏差信号を発信して，蒸1.6 原子炉給水制御系

2.

変圧力制御装置は主蒸気圧力とあらかじめ設定した圧力設定値とを比較し，圧力偏差信号を発信して，蒸

2.

計測装置等

2.1 計測装置
2.1.1 通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び重大事故等時における計測

計測制御系統施設は，炉心，原子炉冷却材圧力バウンダリ及び原子炉格納容器バウンダリ並びにこ計測制御系統施設は，炉心，原子炉冷却材圧力バウンダリ及び原子炉格納容器バウンダリ並びにこれらに関する系統の健全性を確保するために監視することが必要なパラメータを，通常運転時及び運れらに関する系統の健全性を確保するために監視することが必要なパラメータを，通常運転時及び運

転時の異常な過渡変化時においても想定される範囲内で監視できる設計とする。

転時の異常な過渡変化時においても想定される範囲内で監視できる設計とする。

設計基準事故が発生した場合の状況把握及び対策を講じるために必要なパラメータは，設計基準事

設計基準事故が発生した場合の状況把握及び対策を講じるために必要なパラメータは，設計基準事

故時に想定される環境下において十分な測定範囲及び期間にわたり監視できるとともに，発電用原子故時に想定される環境下において十分な測定範囲及び期間にわたり監視できるとともに，発電用原子炉の停止及び炉心の冷却に係るものについては，設計基準事故時においても 2 種類以上監視又は推定

炉の停止及び炉心の冷却に係るものについては，設計基準事故時においても 2 種類以上監視又は推定できる設計とする。

できる設計とする。

炉心における中性子束密度を計測するため，原子炉内に設置した検出器で起動領域，出力領域の 2つの領域に分けて中性子束を計測できる設計とする。
炉周期は起動領域計装の計測結果を用いて演算できる設計とする。

炉心における中性子束密度を計測するため，原子炉内に設置した検出器で起動領域，出力領域の 2つの領域に分けて中性子束を計測できる設計とする。
炉周期は起動領域計装の計測結果を用いて演算できる設計とする。
重大事故等が発生し，当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータとして，
原子炉圧力容器内の温度，圧力及び水位，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水量，原子炉格
納容器内の温度，圧力，水位，水素濃度及び酸素濃度，原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度並びに未臨界の維持又は監視，最終ヒートシンクの確保，格納容器バイパスの監視，水源の確保に必要なパラメータを計測する装置を設ける設計とする。
重大事故等が発生し，計測機器（非常用のものを含む。
）の故障により，当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータを計測することが困難となった場合において，当該パラメー
タを推定するために必要なパラメータを計測する設備を設置又は保管する設計とする。
重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータは，炉心損傷防止対策及び格納容器
破損防止対策等を成功させるために必要な発電用原子炉施設の状態を把握するためのパラメータとし，計測する装置は「表 1

計測制御系統施設の主要設備リスト」の「計測装置」に示す重大事故等対処設備の他，フィルタ装置水位（個数 2，計測範囲 180〜5500 mm），フィルタ装置圧力（個数 1，計測
範囲 0〜1 MPa）
，フィルタ装置スクラビング水温度（個数 1，計測範囲 0〜300 ℃），フィルタ装置入口
水素濃度（個数 2，計測範囲 0〜100 ％），残留熱除去系海水系系統流量（個数 2，計測範囲 0〜550 L/s）
，

4

変

更 前

変

更 後

緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）（個数 1，計測範囲 0〜800 m3/h），緊急用海水系流量（残，常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力（個数 1，計測
留熱除去系補機）（個数 1，計測範囲 0〜50 m3/h）
範囲 0〜10 MPa）
，常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力（個数 2，計測範囲 0〜5 MPa）
，代替循環冷却系
ポンプ吐出圧力（個数 2，計測範囲 0〜5 MPa）
，原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力（個数 1，計測範囲 0〜10 MPa）
，高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力（個数 1，計測範囲 0〜10 MPa）
，残留熱除去系ポンプ吐出圧力（個数 3，計測範囲 0〜4 MPa）
，低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力（個数 1，計測範囲
0〜4 MPa），静的触媒式水素再結合器動作監視装置（個数 4，計測範囲 0〜300 ℃）とする。
発電用原子炉施設の状態を直接監視することはできないが，電源設備の受電状態，重大事故等対処
設備の運転状態及びその他の設備の運転状態により発電用原子炉施設の状態を補助的に監視するパラメータを補助パラメータとし，その補助パラメータのうち重大事故等対処設備を活用する手順の着手の判断基準として使用するＭ／Ｃ ２Ｃ電圧，Ｍ／Ｃ ２Ｄ電圧，Ｍ／Ｃ ＨＰＣＳ電圧，Ｐ／Ｃ ２
Ｃ電圧，Ｐ／Ｃ ２Ｄ電圧，緊急用Ｍ／Ｃ電圧，緊急用Ｐ／Ｃ電圧，直流 125V 系主母線盤２Ａ電圧，
直流 125V 系主母線盤２Ｂ電圧，直流 125V 主母線盤ＨＰＣＳ電圧，直流±24V 中性子モニタ用分電盤
２Ａ電圧，直流±24V 中性子モニタ用分電盤２Ｂ電圧，緊急用直流 125V 主母線盤電圧，非常用窒素供NT2 補① Ⅱ R6

給系供給圧力，非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ圧力，非常用逃がし安全弁駆動系供給圧力，非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベ圧力を計測する装置は，重大事故等対処設備としての設計を行う。
2.1.2 原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の計測
水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備のうち，炉心の著しい損傷が発生した
場合において，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度が変動する可能性のある範囲にわたり測定できる設備として，格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）を設ける設計とする。
格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）は，格納容器内雰囲気ガスサンプリ
ング装置（圧縮機吐出圧力 0.73 MPa 以上，圧縮機容量 5.25 L/min 以上，冷却器容量 35.7 kJ/h 以上，
窒素ボンベ個数 4 以上，空調機容量

kW 以上）により原子炉格納容器内の雰囲気ガスを原子炉建

屋原子炉棟内へ導き，検出器で測定することで，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度を中央制
御室より監視できる設計とする。
格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）は，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備から給電が可能な設計とする。
2.1.3 格納容器フィルタベント設備排気経路内の水素濃度の計測
格納容器圧力逃がし装置の排出経路における水素濃度を測定し，監視できるよう，水素が蓄積する
可能性のある排出経路の配管頂部にフィルタ装置入口水素濃度（個数 2，計測範囲 0〜100 ％）を設ける設計とする。
フィルタ装置入口水素濃度は，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備から給電が可能な設計とする。

5

変

更 前

変

更 後

2.1.4 原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟に漏えいした水素濃度の計測
炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉建屋等の水素爆発による損傷を防止するために原
子炉建屋原子炉棟内の水素濃度が変動する可能性のある範囲にわたり測定できる監視設備として，原子炉建屋水素濃度を設ける設計とする。
原子炉建屋水素濃度は，中央制御室において連続監視できる設計とする。
原子炉建屋水素濃度のうち，原子炉建屋原子炉棟 6 階に設置するものについては，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備から給電が可能な設計とし，原子炉建屋原子炉棟 6 階を除く原子
炉建屋原子炉棟に設置するものについては，常設代替直流電源設備又は可搬型代替直流電源設備からの給電が可能な設計とする。
2.1.5 静的触媒式水素再結合器の作動状態監視
炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉建屋等の水素爆発による損傷を防止するために原
子炉建屋原子炉棟内の水素濃度上昇を抑制し，水素濃度を可燃限界未満に制御するための重大事故等対処設備として，水素濃度制御設備である静的触媒式水素再結合器動作監視装置を設ける設計とする。
NT2 補① Ⅱ R6

静的触媒式水素再結合器動作監視装置（個数 4，計測範囲 0〜300 ℃，検出器種類 熱電対）は，静的触媒式水素再結合器の入口側及び出口側の温度により静的触媒式水素再結合器の作動状態を中央制
御室から監視できる設計とし，重大事故等時において測定可能なよう耐環境性を有した熱電対を使用する。
静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，常設代替直流電源設備又は可搬型代替直流電源設備から給電が可能な設計とする。
2.2 警報装置等

2.2 警報装置等

設計基準対象施設は，発電用原子炉施設の機械又は器具の機能の喪失，誤操作その他の異常により発電

設計基準対象施設は，発電用原子炉施設の機械又は器具の機能の喪失，誤操作その他の異常により発電用原子炉の運転に著しい支障を及ぼすおそれが発生した場合（中性子束，温度，圧力，流量等のプロセス

用原子炉の運転に著しい支障を及ぼすおそれが発生した場合（中性子束，温度，圧力，流量等のプロセス

変数が異常値になった場合，発電用原子炉施設の安全性に関連する設備が動作した場合等）に，これらを変数が異常値になった場合，発電用原子炉施設の安全性に関連する設備が動作した場合等）に，これらを確実に検出して自動的に警報（原子炉水位低又は高，原子炉圧力高，中性子束高等）を発信する装置を設確実に検出して自動的に警報（原子炉水位低又は高，原子炉圧力高，中性子束高等）を発信する装置を設けるとともに，表示ランプの点灯及びブザー鳴動等により運転員に通報できる設計とする。

けるとともに，表示ランプの点灯及びブザー鳴動等により運転員に通報できる設計とする。

発電用原子炉並びに原子炉冷却系統に係る主要な機械又は器具の動作状態を正確，かつ迅速に把握できるようポンプの運転停止状態及び弁の開閉状態等を表示灯により監視できる設計とする。
2.3 計測結果の表示，記録及び保存
発電用原子炉の停止及び炉心の冷却並びに放射性物質の閉じ込めの機能の状況を監視するために必要なパラメータは，設計基準事故時においても確実に記録できる設計とする。

発電用原子炉並びに原子炉冷却系統に係る主要な機械又は器具の動作状態を正確，かつ迅速に把握できるようポンプの運転停止状態及び弁の開閉状態等を表示灯により監視できる設計とする。
2.3 計測結果の表示，記録及び保存
発電用原子炉の停止及び炉心の冷却並びに放射性物質の閉じ込めの機能の状況を監視するために必要なパラメータは，設計基準事故時においても確実に記録し，保存できる設計とする。

設計基準対象施設として，炉心における中性子束密度を計測するための計測装置，原子炉圧力容器の入設計基準対象施設として，炉心における中性子束密度を計測するための計測装置，原子炉圧力容器の入口及び出口における流量を計測するための主蒸気流量及び給水流量を計測する装置，原子炉圧力容器内の口及び出口における流量を計測するための主蒸気流量及び給水流量を計測する装置，原子炉圧力容器内の水位を計測するための原子炉水位及び原子炉水位（広帯域）を計測する装置，原子炉格納容器内の圧力，水位を計測するための原子炉水位及び原子炉水位（広帯域）を計測する装置，原子炉格納容器内の圧力，

6

変

更 前

変

更 後

温度及び可燃性ガスの濃度を計測するためのドライウェル圧力，サプレッション・チェンバ圧力，ドライ

温度及び可燃性ガスの濃度を計測するためのドライウェル圧力，サプレッション・チェンバ圧力，ドライ

ウェル雰囲気温度，サプレッション・チェンバ雰囲気温度，格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度

ウェル雰囲気温度，サプレッション・チェンバ雰囲気温度，格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度を計測する装置を設け，これらの計測装置は計測結果を中央制御室に表示できる設計とする。また，計測を計測する装置を設け，これらの計測装置は計測結果を中央制御室に表示できる設計とする。また，計測結果を記録できる設計とする。

結果を記録し，及び保存できる設計とする。

制御棒の位置を計測する装置並びに原子炉圧力容器の入口及び出口における圧力及び温度を計測するた

制御棒の位置を計測する装置並びに原子炉圧力容器の入口及び出口における圧力及び温度を計測するための給水圧力，給水温度，主蒸気圧力及び主蒸気温度を計測する装置を設け，これらの計測装置は計測結めの給水圧力，給水温度，主蒸気圧力及び主蒸気温度を計測する装置を設け，これらの計測装置は計測結果を中央制御室に表示できる設計とする。また，記録はプロセス計算機から帳票として出力できる設計と果を中央制御室に表示できる設計とする。また，記録はプロセス計算機から帳票として出力し保存できるする。

設計とする。

原子炉冷却材の不純物の濃度は，試料採取設備により断続的に試料を採取し分析を行い，測定結果を記録する。

原子炉冷却材の不純物の濃度は，試料採取設備により断続的に試料を採取し分析を行い，測定結果を記録し，及び保存する。
炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために必要な発電用原子炉施設の状態を把握するためのパラメータを計測する装置は，設計基準事故等に想定される変動範囲の最大値を考慮し，適切に対応するための計測範囲を有する設計とするとともに，重大事故等が発生し，当該重大事故等に対処するために監視することが必要な原子炉圧力容器内の温度，圧力及び水位並びに原子炉圧力容器及び原子NT2 補① Ⅱ R6

炉格納容器への注水量等のパラメータの計測が困難となった場合又は計測範囲を超えた場合に，代替パラ
メータにより推定ができる設計とする。
また，重大事故等時に設計基準を超える状態における発電用原子炉施設の状態を把握するための能力（最高計測可能温度等（設計基準最大値等））を明確にするとともに，パラメータの計測が困難となった場合又は計測範囲を超えた場合の代替パラメータによる推定等，複数のパラメータの中から確からしさを考慮した優先順位を保安規定に定めて管理する。
原子炉格納容器内の温度，圧力，水位，水素濃度等想定される重大事故等の対応に必要となるパラメー
タは，計測又は監視できる設計とする。また，計測結果は中央制御室に指示又は表示し，記録できる設計とする。
重大事故等の対応に必要となるパラメータは，安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）のうち緊急時対策支援システム伝送装置にて電磁的に記録，保存し，電源喪失により保存した記録が失われないとともに帳票が出力できる設計とする。また，記録は必要な容量を保存できる設計とする。
2.4 電源喪失時の計測
炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために必要な発電用原子炉施設の状態を把握するためのパラメータを計測する装置の電源は，非常用交流電源設備又は非常用直流電源設備の喪失等により計器電源が喪失した場合において，代替電源設備として常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電
源設備，所内常設直流電源設備，常設代替直流電源設備又は可搬型代替直流電源設備を使用できる設計とする。
また，代替電源設備が喪失し計測に必要な計器電源が喪失した場合，特に重要なパラメータとして，炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために必要な発電用原子炉施設の状態を把握するためのパラメータを計測する装置については，温度，圧力，水位及び流量に係るものについて，乾電池

7

変

更 前

変

更 後

を電源とした可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の温度，圧力，水位及び流量（注水量）
計測用）（個数 20（予備 20））及び可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の圧力，水位及び流量（注水量）計測用）（個数 19（予備 19））により計測できる設計とし，これらを保管する設計とする。

3.

安全保護装置等

3.1 安全保護装置
3.1.1 安全保護装置の機能及び構成

安全保護装置等

3.1 安全保護装置
3.1.1 安全保護装置の機能及び構成

安全保護装置は，運転時の異常な過渡変化が発生する場合又は地震の発生により発電用原子炉の運

安全保護装置は，運転時の異常な過渡変化が発生する場合又は地震の発生により発電用原子炉の運転に支障が生ずる場合において，その異常な状態を検知し及び原子炉緊急停止系その他系統と併せて転に支障が生ずる場合において，その異常な状態を検知し及び原子炉緊急停止系その他系統と併せて機能することにより，燃料要素の許容損傷限界を超えないようにできるものとするとともに，設計基機能することにより，燃料要素の許容損傷限界を超えないようにできるものとするとともに，設計基準事故が発生する場合において，その異常な状態を検知し，原子炉緊急停止系及び工学的安全施設を準事故が発生する場合において，その異常な状態を検知し，原子炉緊急停止系及び工学的安全施設を自動的に作動させる設計とする。

自動的に作動させる設計とする。

運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故時に対処し得る複数の原子炉緊急停止信号及び工学的安
全施設作動信号を設ける設計とする。
なお，安全保護装置は設置（変更）許可を受けた運転時の異常な過渡変化の評価の条件を満足する
NT2 補① Ⅱ R63.

設計とする。

運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故時に対処し得る複数の原子炉緊急停止信号及び工学的安
全施設作動信号を設ける設計とする。
なお，安全保護装置は設置（変更）許可を受けた運転時の異常な過渡変化の評価の条件を満足する設計とする。

安全保護装置を構成する機械若しくは器具又はチャンネルは，単一故障が起きた場合又は使用状態

安全保護装置を構成する機械若しくは器具又はチャンネルは，単一故障が起きた場合又は使用状態からの単一の取り外しを行った場合において，安全保護機能を失わないよう，多重性を確保する設計からの単一の取り外しを行った場合において，安全保護機能を失わないよう，多重性を確保する設計

とする。

とする。

安全保護装置を構成するチャンネルは，それぞれ互いに分離し，それぞれのチャンネル間において安全保護機能を失わないよう物理的，電気的に分離し，独立性を確保する設計とする。
また，各チャンネルの電源は，分離，独立した母線から供給する設計とする。

安全保護装置を構成するチャンネルは，それぞれ互いに分離し，それぞれのチャンネル間において安全保護機能を失わないよう物理的，電気的に分離し，独立性を確保する設計とする。
また，各チャンネルの電源は，分離，独立した母線から供給する設計とする。

安全保護装置は，駆動源の喪失，系統の遮断その他の不利な状況が発生した場合においても，フェ安全保護装置は，駆動源の喪失，系統の遮断その他の不利な状況が発生した場合においても，フェイル・セイフとすることで発電用原子炉施設をより安全な状態に移行するか，又は当該状態を維持す

イル・セイフとすることで発電用原子炉施設をより安全な状態に移行するか，又は当該状態を維持することにより，発電用原子炉施設の安全上支障がない状態を維持できる設計とする。

ることにより，発電用原子炉施設の安全上支障がない状態を維持できる設計とする。

計測制御系統施設の一部を安全保護装置と共用する場合には，その安全機能を失わないよう，計測制御系統施設から機能的に分離した設計とする。

計測制御系統施設の一部を安全保護装置と共用する場合には，その安全機能を失わないよう，計測制御系統施設から機能的に分離した設計とする。

また，運転条件に応じて作動設定値を変更できる設計とする。

また，運転条件に応じて作動設定値を変更できる設計とする。

非常用炉心冷却設備その他の非常時に発電用原子炉の安全を確保するための設備を運転中に試験す

非常用炉心冷却設備その他の非常時に発電用原子炉の安全を確保するための設備を運転中に試験する場合に使用する電動弁用電動機の熱的過負荷保護装置は，設計基準事故時において不要な作動をしる場合に使用する電動弁用電動機の熱的過負荷保護装置は，設計基準事故時において不要な作動をしないようにできる設計とする。

ないようにできる設計とする。
3.1.2 安全保護装置の不正アクセス行為等の被害の防止
安全保護装置のうち，アナログ回路で構成する機器は，外部ネットワークとの物理的分離及び機能的分離，外部ネットワークからの遠隔操作防止並びに物理的及び電気的アクセスの制限を設け，シス
テムの据付，更新，試験，保守等で，承認されていない者の操作を防止する措置を講じることで，不

8

変

更 前

変

更 後

正アクセス行為その他の電子計算機に使用目的に沿うべき動作をさせず，又は使用目的に反する動作をさせる行為による被害を防止できる設計とする。
安全保護装置のうち，一部デジタル演算処理を行う機器は，外部ネットワークと物理的分離及び機能的分離，外部ネットワークからの遠隔操作防止及びウイルス等の侵入防止並びに物理的及び電気的アクセスの制限を設け，システムの据付，更新，試験，保守等で，承認されていない者の操作及びウイルス等の侵入を防止する措置を講じることで，不正アクセス行為その他の電子計算機に使用目的に沿うべき動作をさせず，又は使用目的に反する動作をさせる行為による被害を防止できる設計とする。
安全保護装置が収納された盤の施錠によりハードウェアを直接接続させない措置を実施すること及び安全保護装置のうち一部デジタル演算処理を行う機器のソフトウェアは設計，製作，試験及び変更
管理の各段階で検証と妥当性確認を適切に行うことを保安規定に定め，不正アクセスを防止する。
3.2 ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）
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NT2 補① Ⅱ R6

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必要な重大事故等対処設備として，ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）を設ける設計とする。
発電用原子炉が運転を緊急に停止していなければならない状況にもかかわらず，原子炉出力，原子炉圧力等のパラメータの変化から緊急停止していないことが推定される場合の重大事故等対処設備として，ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，原子炉圧力高又は原子炉水位異常低下（レベル２）の信号に
より，全制御棒を全挿入させて発電用原子炉を未臨界にできる設計とする。
また，ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，中央制御室の操作スイッチを手動で操作することで作動させることができる設計とする。
3.3 ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）
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必要な重大事故等対処設備として，ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）を設ける設計とする。
発電用原子炉が運転を緊急に停止していなければならない状況にもかかわらず，原子炉出力，原子炉圧力等のパラメータの変化から緊急停止していないことが推定される場合の重大事故等対処設備として，ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）は，原子炉圧力高又は原子炉水位異常低下（レベル２）の信号により再循環系ポンプ 2 台を自動停止させて，発電用原子炉の出力を抑制できる設計とする。
また，ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）は，自動で停止しない場合に，中央制御室の操作スイッチを手動で操作することにより，再循環系ポンプ遮断器及び再循環系ポンプ低速度用電源
装置遮断器を開放することで，再循環系ポンプを停止させることができる設計とする。

9

変

更 前

変

更 後

3.4 過渡時自動減圧機能
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減圧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，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するために必要な重大事故等対処設備として，逃がし安全弁を作動させる過渡時自動減圧機能を設ける設計とする。
自動減圧機能が喪失した場合の重大事故等対処設備として，過渡時自動減圧機能は，原子炉水位異常低下（レベル１）及び残留熱除去系ポンプ運転（低圧注水系）又は低圧炉心スプレイ系ポンプ運転の場合に，逃がし安全弁用電磁弁を作動させることにより，逃がし安全弁を強制的に開放し，原子炉冷却材圧力バウ
ンダリを減圧させることができる設計とする。なお，18 個の逃がし安全弁のうち，2 個がこの機能を有するとともに，自動減圧系との干渉及び起動阻止スイッチの判断操作の時間的余裕を考慮し，時間遅れを設ける設計とする。
3.5 自動減圧機能作動阻止
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しNT2 補① Ⅱ R6た場合に，自動減圧系の起動阻止スイッチを 2 個作動させることで発電用原子炉の自動による減圧を防止できる設計とする。
原子炉緊急停止失敗時に自動減圧系が作動すると，高圧炉心スプレイ系，残留熱除去系（低圧注水系）
及び低圧炉心スプレイ系から大量の冷水が注水され出力の急激な上昇につながるため，自動減圧系の起動阻止スイッチにより自動減圧系及び過渡時自動減圧機能による自動減圧を阻止できる設計とする。
3.6 試験及び検査

3.6 試験及び検査

原子炉緊急停止系は，原子炉運転中でも一度に 1 つずつのチャンネルを各検出器でトリップさせること

原子炉緊急停止系は，原子炉運転中でも一度に 1 つずつのチャンネルを各検出器でトリップさせることによって，スクラム・パイロット弁までのあらゆる機能をチェックすることができる設計とする。

によって，スクラム・パイロット弁までのあらゆる機能をチェックすることができる設計とする。

工学的安全施設作動回路は，原子炉運転中でもテスト信号によって各々のチャンネル（検出器を含む）

工学的安全施設作動回路は，原子炉運転中でもテスト信号によって各々のチャンネル（検出器を含む）の試験を行うことができる設計とする。

4.

通信連絡設備

4.1 通信連絡設備（発電所内）の試験を行うことができる設計とする。

4.

通信連絡設備

4.1 通信連絡設備（発電所内）

原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊又は故障の際に，中央制御室等から人が立ち入る可能性

原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊又は故障その他の異常の際に，中央制御室等から人が立のある原子炉建屋，タービン建屋等の建屋内外各所の人に操作，作業又は退避の指示等の連絡を行うことち入る可能性のある原子炉建屋，タービン建屋等の建屋内外各所の人に操作，作業，退避の指示，事故対ができる設備として，警報装置及び通信設備（発電所内）を設置又は保管する設計とする。

策のための集合等の連絡をブザー鳴動等により行うことができる設備及び音声等により行うことができる設備として，警報装置及び通信設備（発電所内）を設置又は保管する設計とする。
警報装置として，十分な数量の警報装置の機能を有する送受話器（ページング）及び多様性を確保した通信設備（発電所内）として，十分な数量の送受話器（ページング），電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。
）），無線連絡設備（固定型），無線連
絡設備（携帯型），携行型有線通話装置，衛星電話設備（固定型）（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。
）
）

10

変

更 前

変

更 後

及び衛星電話設備（携帯型）（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。
））を設置又は保管する設計とする。
また，緊急時対策所へ事故状態等の把握に必要なデータを伝送できるデータ伝送設備（発電所内）として，安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）を設置する設計とする。
警報装置，通信設備（発電所内）及びデータ伝送設備（発電所内）については，非常用所内電源又は無停電電源（蓄電池を含む。
）に接続し，外部電源が期待できない場合でも動作可能な設計とする。
重大事故等が発生した場合において，発電所内の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な通信設備（発電所内）及び計測等を行った特に重要なパラメータを発電所内の必要な場所で共有するために必要な通信設備（発電所内）として，必要な数量の衛星電話設備（固定型）及び携行型有線通話装置を中央制御室及び緊急時対策所内に設置又は保管し，必要な数量の衛星電話設備（携帯型）及び無線連絡設備（携帯型）を緊急時対策所内に保管する設計とする。なお，可搬型については必要な数量に加え，故障を考慮した数量の予備を保管する。
緊急時対策所へ重大事故等に対処するために必要なデータを伝送するためのデータ伝送設備（発電所内）として，安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）のうちデータ伝送装置を中央制御室内に設置し，緊急時対策支援システム伝送装置及びＳＰＤＳデータ表示装置は，緊急時対策所建屋内に設置する設計とする。
NT2 補① Ⅱ R6

衛星電話設備（固定型）は，屋外に設置したアンテナと接続することにより，屋内で使用できる設計とする。
中央制御室内に設置する衛星電話設備（固定型）は，非常用交流電源設備に加えて，全交流動力電源が喪失した場合においても，代替電源設備である常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
緊急時対策所内に設置する衛星電話設備（固定型）は，非常用交流電源設備に加えて，全交流動力電源が喪失した場合においても，代替電源設備である緊急時対策所用代替電源設備からの給電が可能な設計とする。
衛星電話設備（携帯型），無線連絡設備（携帯型）及び携行型有線通話装置は，充電池又は乾電池を使用する設計とする。充電池を用いるものについては，ほかの端末又は予備の充電池と交換することにより 7日間以上継続して通話を可能とし，使用後の充電池は，中央制御室又は緊急時対策所の電源から充電する
ことができる設計とする。また，乾電池を用いるものについては，予備の乾電池と交換することにより，7日間以上継続して通話ができる設計とする。
安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）のうちデータ伝送装置は，非常用交流電源設備に加えて，全交流動力電源が喪失した場合においても，代替電源設備である常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流
電源設備からの給電が可能な設計とする。
安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）のうち緊急時対策支援システム伝送装置及びＳＰＤＳデータ
表示装置は，非常用交流電源設備に加えて，全交流動力電源が喪失した場合においても，代替電源設備である緊急時対策所用代替電源設備からの給電が可能な設計とする。
重大事故等が発生した場合に必要な通信設備（発電所内）及びデータ伝送設備（発電所内）については，
基準地震動Ｓｓによる地震力に対し，地震時及び地震後においても通信連絡に係る機能を保持するため，固縛又は固定による転倒防止措置等を実施するとともに，信号ケーブル及び電源ケーブルは，耐震性を有す

11

変

更 前

変

更 後

る電線管等に敷設する設計とする。
4.2 通信連絡設備（発電所外）
設計基準事故が発生した場合において，発電所外の本店（東京），国，地方公共団体，その他関係機関等の必要箇所へ事故の発生等に係る連絡を音声等により行うことができる通信設備（発電所外）として，十分な数量の電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ），テレビ会議システム（社内）（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。
）），加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。
）），専用電話設備（専用電話（ホットライン）（地方公共団体向））（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。
）），衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型）及び統合原子力防災ネット
ワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ−ＦＡＸ）（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。
））を設置又は保管する設計とする。
また，発電所内から発電所外の緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）へ必要なデータを伝送できるデー
タ伝送設備（発電所外）として，データ伝送設備を設置する設計とする。
通信設備（発電所外）及びデータ伝送設備（発電所外）については，有線系，無線系又は衛星系回線にNT2 補① Ⅱ R6

よる通信方式の多様性を備えた構成の通信回線に接続する。電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨ
Ｓ端末及びＦＡＸ），テレビ会議システム（社内），専用電話設備（専用電話（ホットライン）（地方公共団体向）），統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ−ＦＡＸ）及びデータ伝送設備は，専用通信回線に接続し，輻輳等による制限を受けることなく常時使用できる設計とする。また，これらの専用通信回線の容量は通話及びデータ伝送に必要な容量に対し十分な余裕を確保した設計とする。
通信設備（発電所外）及びデータ伝送設備（発電所外）については，非常用所内電源又は無停電電源（蓄電池を含む。
）に接続し，外部電源が期待できない場合でも動作可能な設計とする。
原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊又は故障その他の異常が発生した場合において，データ伝送設備は，基準地震動Ｓｓによる地震力に対し，地震時及び地震後においても，緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）へ必要なデータを伝送する機能を保持するため，固縛又は固定による転倒防止措置等を実施するとともに，信号ケーブル及び電源ケーブルは，耐震性を有する電線管等の電路に敷設する設計とする。
重大事故等が発生した場合において，発電所外（社内外）の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な通信設備（発電所外）及び計測等を行った特に重要なパラメータを発電所外（社内外）の必要な場所で共有するために必要な通信設備（発電所外）として，必要な数量の衛星電話設備（固定型）
を中央制御室及び緊急時対策所内に設置し，必要な数量の衛星電話設備（携帯型）及び統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ−ＦＡＸ）を緊急時対策所
内に設置又は保管する設計とする。なお，可搬型については必要な数量に加え，故障を考慮した数量の予備を保管する。
重大事故等が発生した場合において，発電所内から発電所外の緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）へ必要なデータを伝送できるデータ伝送設備（発電所外）として，緊急時対策支援システム伝送装置で構成するデータ伝送設備を緊急時対策所建屋内に設置する設計とする。

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変

更 前

変

更 後

衛星電話設備（固定型）は，屋外に設置したアンテナと接続することにより，屋内で使用できる設計とする。
中央制御室内に設置する衛星電話設備（固定型）は，非常用交流電源設備に加えて，全交流動力電源が喪失した場合においても，代替電源設備である常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
衛星電話設備（携帯型）は，充電池を使用する設計とする。
充電池を用いるものについては，ほかの端末又は予備の充電池と交換することにより 7 日間以上継続して通話を可能とし，使用後の充電池は，中央制御室又は緊急時対策所の電源から充電することができる設計とする。
緊急時対策所建屋内に設置する衛星電話設備（固定型）及び統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ−ＦＡＸ）は，非常用交流電源設備に加えて，全交
流動力電源が喪失した場合においても，代替電源設備である緊急時対策所用代替電源設備からの給電が可能な設計とする。
データ伝送設備（発電所外）は，非常用交流電源設備に加えて，全交流動力電源が喪失した場合においNT2 補① Ⅱ R6ても，代替電源設備である緊急時対策所用代替電源設備からの給電が可能な設計とする。
重大事故等が発生した場合に必要な通信設備（発電所外）及びデータ伝送設備（発電所外）については，
基準地震動Ｓｓによる地震力に対し，地震時及び地震後においても通信連絡に係る機能を保持するため，固縛又は固定による転倒防止措置等を実施するとともに，信号ケーブル及び電源ケーブルは，耐震性を有す
る電線管等に敷設する設計とする。
緊急時対策所内に設置する衛星電話設備（固定型）及び統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備は，同一の端末を使用することにより，端末を変更する場合に生じる情報共有の遅延を防止することができ，安全性の向上が図れることから，東海発電所及び東海第二発電所で共用する設計とする。
これらの通信連絡設備は，共用により悪影響を及ぼさないよう，東海発電所及び東海第二発電所の使用する要員が通信連絡するために必要な容量を確保する設計とする。
通信連絡設備のうち衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型），電力保安通信用電話設備（固定通信連絡設備のうち衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型），電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ），テレビ会議システム（社内），統合原子力防災ネットワークに接続する

電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ），テレビ会議システム（社内），統合原子力防災ネットワークに接続する

通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ−ＦＡＸ），加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡ

通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ−ＦＡＸ），加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡ

Ｘ）及び専用電話設備（ホットライン）（地方公共団体向）は，東海発電所と共用とするが，東海第二発電Ｘ）及び専用電話設備（ホットライン）（地方公共団体向）は，東海発電所と共用とするが，東海第二発電所及び東海発電所に係る通信・通話に必要な仕様を満足する設計とすることで，安全性を損なわない設計所及び東海発電所に係る通信・通話に必要な仕様を満足する設計とすることで，安全性を損なわない設計

とする。

とする。

5.
−

制御用空気設備

5.1 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
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減圧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，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するために必要な重大事故等対処設備として，非常用窒素供給系及び非常用逃

13

変

更 前

変

更 後

がし安全弁駆動系を設ける設計とする。
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，逃がし安全弁の機能回復のための重大事故等対処設備として，非常用窒素供給系は，逃がし安全弁の作動に必要な逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュムレータの充填圧力が喪失した場合において，逃がし安全弁（7 個）の作動に必要な窒素を非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ（空調機容量

kW 以上）により供給できる設計とする。

非常用窒素供給系高圧窒素ボンベの圧力が低下した場合は，現場で非常用窒素供給系高圧窒素ボンベの取替えが可能な設計とする。
非常用窒素供給系の流路として，自動減圧機能用アキュムレータを重大事故等対処設備として使用することから，流路に係る機能について重大事故等対処設備として設計する。
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，逃がし安全弁機能回復のための重大事故等対処設備として，非常用逃がし安全弁駆動系は，逃がし安全弁の作動に必要な逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュムレータの充填圧力が喪失した場合において，逃がし安全弁のアクチュエータに非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベ（空調機容量

kW 以上）により直接窒素を供給することで，逃がし安全弁（4 個）を一定期間にわたり連続して開状態を保持できる設計とする。
NT2 補① Ⅱ R6

非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベの圧力が低下した場合は，現場で非常用逃がし安全弁駆動系
高圧窒素ボンベの取替えが可能な設計とする。

6.

主要対象設備
計測制御系統施設の対象となる主要な設備について，「表 1 計測制御系統施設の主要設備リスト」に示す。

6. 主要対象設備
計測制御系統施設の対象となる主要な設備について，「表 1 計測制御系統施設の主要設備リスト」に示す。
本施設の設備として兼用する場合に主要設備リストに記載されない設備については「表 2 計測制御系統
施設の兼用設備リスト」に示す。

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