東海第二発電所 審査資料
資料番号
SA 設-C-6 改 0
提出年月日
平成 29 年 10 月 13 日

東海第二発電所

基本設計及び補足資料比較表

平成 29 年 10 月
日本原子力発電株式会社
本資料のうち，は商業機密又は核物質防護上の観点から公開できません。

下線部：今回提出資料目
1次

基本設計の比較
1.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備 【44 条】
1.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備 【45 条】
1.3 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備 【46 条】
1.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備 【47 条】
1.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備 【48 条】
1.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備 【49 条】
1.7 原子炉格納容器内の過圧破損を防止するための設備 【50 条】
1.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備 【51 条】
1.9 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 【52 条】
1.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備 【53 条】
1.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備 【54 条】
1.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備 【55 条】
1.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備 【56 条】
1.14 電源設備 【57 条】
1.15 計装設備 【58 条】
1.16 原子炉制御室 【59 条】
1.17 監視測定設備 【60 条】
1.18 緊急時対策所 【61 条】
1.19 通信連絡を行うために必要な設備【62 条】

目-1

2

補足資料の比較
2.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備 【44 条】
2.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備 【45 条】
2.3 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備 【46 条】
2.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備 【47 条】
2.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備 【48 条】
2.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備 【49 条】
2.7 原子炉格納容器内の過圧破損を防止するための設備 【50 条】
2.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備 【51 条】
2.9 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 【52 条】
2.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備 【53 条】
2.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備 【54 条】
2.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備 【55 条】
2.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備 【56 条】
2.14 電源設備 【57 条】
2.15 計装設備 【58 条】
2.16 原子炉制御室 【59 条】
2.17 監視測定設備 【60 条】
2.18 緊急時対策所 【61 条】
2.19 通信連絡を行うために必要な設備【62 条】

目-2

3.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備【44 条】

基準適合への対応状況

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】
玄海発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

6.7 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
6.8 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
6.7.1 概要6.8.1 概要
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
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ができない事象（以下「ＡＴＷＳ」という。
）が発生するおそれがある場合又は当該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
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
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，発電用原子炉を未な重大事故等対処設備を設置する。
臨界に移行するために必要な重大事故等対処設備を設置する。
緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備の概略系統図を第緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備の系統概要図を第 6.7
6.8.1 図から第 6.8.5 図に示す。
−1 図から第 6.7−5 図に示す。

備考

本条に、旧定義「設計基準拡張設
備」に該当する設備はない。
･ATWS の定義を反映。

記載表現の相違

6.8.2 設計方針
6.7.2 設計方針
・設備の相違緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界に移行するための設備として以下の重緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備として重大事故等対 （先行 BWR と同じ設備。技術的能力と大事故等対処設備(手動による原子炉緊急停止、原子炉出力抑制(自動)、原子炉出処設備（代替制御棒挿入機能による制御棒挿入，原子炉再循環ポンプ停止による原 の整合）
力抑制(手動)及びほう酸水注入)を設ける。
子炉出力抑制及びほう酸水注入）を設ける。
・BWR 特有の設備
なお，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， （先行 BWR と同じ機能。技術的能力と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 の整合）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する。
(1) フロントライン系故障時に用いる設備
a. 手動による原子炉緊急停止
原子炉緊急停止が必要な原子炉トリップ設定値に到達した場合において、原子炉安全保護ロジック盤の故障等により原子炉自動トリップに失敗した場合の重大事故等対処設備(手動による原子炉緊急停止)として、原子炉トリップスイッチを使用する。
原子炉トリップスイッチは、手動による原子炉緊急停止ができる設計とする。

具体的な設備は、以下のとおりとする。
・原子炉トリップスイッチ(1) フロントライン系故障時に用いる設備
a． 代替制御棒挿入機能による制御棒挿入
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，原子炉出力のパラメータの変化から緊急停止していない場合の重大事故等対処設備
として，代替制御棒挿入機能による制御棒挿入を使用する。
代替制御棒挿入機能による制御棒挿入は，検出器（原子炉圧力及び原子炉水位），論理回路及び代替制御棒挿入機能用電磁弁で構成し，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原子炉を未臨界にできる設計とする。
代替制御棒挿入機能による制御棒挿入は，制御棒が自動挿入しない場合に，手・設備の相違（技術的能力との整合）
・先行 BWR は，原子炉圧力もパラメー
タ対象としているが，東二では，ATWS
判断を原子炉出力としているため，相違している。
・先行 BWR は，「推定」と明記しているが，東二では，原子炉出力を確認後
ATWS 判断するため「推定」を削除

動によるスイッチ操作で制御棒，制御棒駆動機構及び制御棒駆動系水圧制御ユニ ・先行 BWR は，制御棒等を設計基準拡ットを作動させることにより制御棒挿入ができる設計とする。
張設備と位置付けているため記載していない。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・手動操作で未臨界にできる設計のた・ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）
・ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）手動スイッチ
・制御棒（3.3 原子炉停止系）
・制御棒駆動機構（3.3 原子炉停止系）

め主要設備に反映。
・制御棒，制御棒駆動機構及び制御棒
駆動系水圧制御ユニットを重大事故
1／23

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】
玄海発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

・制御棒駆動系水圧制御ユニット（3.3 原子炉停止系）

その他、設計基準事故対処設備である反応度制御設備の制御棒クラスタ、原子炉保護設備の原子炉トリップ遮断器を重大事故等対処設備として使用する。

b. 原子炉出力抑制(自動)原子炉緊急停止が必要な原子炉トリップ設定値に到達した場合において、原子炉安全保護ロジック盤又は原子炉トリップ遮断器の故障等により原子炉自動ト
リップに失敗した場合の重大事故等対処設備(原子炉出力抑制(自動))として、多様化自動作動設備、主蒸気系統設備の主蒸気隔離弁、主蒸気逃がし弁及び主蒸気
安全弁、給水設備の電動補助給水ポンプ及びタービン動補助給水ポンプ、2 次系
補給水設備の復水タンク並びに 1 次冷却設備の蒸気発生器、加圧器逃がし弁及び加圧器安全弁を使用する。
多様化自動作動設備は、発信する作動信号によるタービントリップ及び主蒸気隔離弁の閉止により、1 次系から 2 次系への除熱を過渡的に悪化させることで原
子炉冷却材温度を上昇させ、減速材温度係数の負の反応度帰還効果により原子炉出力を抑制できる設計とする。また、多様化自動作動設備は、復水タンクを水源とする電動補助給水ポンプ及びタービン動補助給水ポンプを自動起動させ、蒸気発生器水位の低下を抑制するとともに加圧器逃がし弁、加圧器安全弁、主蒸気逃がし弁及び主蒸気安全弁の作動により 1 次冷却系統の過圧を防止することで、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できる設計とする。
具体的な設備は、以下のとおりとする。
・多様化自動作動設備
・主蒸気隔離弁・電動補助給水ポンプ
・タービン動補助給水ポンプ
・復水タンク・蒸気発生器・主蒸気逃がし弁・主蒸気安全弁・加圧器逃がし弁・加圧器安全弁
その他、設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機並びに 1 次冷却設備の 1 次冷却材ポンプ、原子炉容器及び加圧器を重大事故等対処設
備として使用する。

等対処設備として位置付けるため反映。
その他，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備の非常用ディーゼル ・設備の相違
発電機を重大事故等対処設備として使用する。
（技術的能力との整合）

b． 原子炉再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制
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，原子炉出力のパラメータの変化から緊急停止していない場合の重大事故等対処設備
として，原子炉再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制を使用する。
原子炉再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制は，検出器（原子炉圧力及び原子炉水位），論理回路，原子炉再循環ポンプ遮断器及び低速度用電源装置遮断器で構成し，原子炉圧力高又は原子炉水位異常低下（レベル２）の信号により原子炉再循環ポンプ 2 個を自動停止させ，原子炉の出力抑制ができる設計とする。
原子炉再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制は，原子炉再循環ポンプが自動停止しない場合に，手動によるスイッチ操作で原子炉再循環ポンプ遮断器及び低速度用電源装置遮断器を開放させることができる設計とする。

具体的な設備は，以下のとおりとする。
・ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリップ機能）
・原子炉再循環ポンプ遮断器手動スイッチ
・低速度用電源装置遮断器手動スイッチ

・設備の相違（技術的能力との整合）
・先行 BWR は，原子炉圧力もパラメー
タ対象としているが，東二では，ATWS
判断を原子炉出力としているため，相違している。
・先行 BWR は，推定と明記しているが，東二では，原子炉出力を確認後 ATWS 判断するため「推定」を削除
・先行 BWR は，電源装置により電源を切り離すが，東二では遮断器で電源を開放させる
・先行 BWR との出力抑制方法の相違

・設備の相違（先行 BWR 及び技術的能力との整合）・手動操作で出力抑制できる設計のため主要設備に反映。

その他，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備の非常用ディーゼル ・設備の相違
発電機を重大事故等対処設備として使用する。

（技術的能力との整合）

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赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】
玄海発電所 ３／４号炉

c. 原子炉出力抑制(手動)
多様化自動作動設備から自動信号が発信した場合において、原子炉の出力を抑制するために必要な機器等が自動作動しなかった場合の重大事故等対処設備(原子炉出力抑制(手動))として、主蒸気系統設備の主蒸気隔離弁、主蒸気逃がし弁
及び主蒸気安全弁、給水設備の電動補助給水ポンプ及びタービン動補助給水ポン
プ、2 次系補給水設備の復水タンク並びに 1 次冷却設備の蒸気発生器、加圧器逃がし弁及び加圧器安全弁を使用する。
中央制御室での操作により、手動で主蒸気隔離弁を閉止することで原子炉出力を抑制するとともに、復水タンクを水源とする電動補助給水ポンプ及びタービン
動補助給水ポンプを手動で起動し、補助給水を確保することで蒸気発生器水位の低下を抑制し、加圧器逃がし弁、加圧器安全弁、主蒸気逃がし弁及び主蒸気安全
弁の作動により 1 次冷却系統の過圧を防止できる設計とする。
具体的な設備は、以下のとおりとする。
・主蒸気隔離弁・電動補助給水ポンプ
・タービン動補助給水ポンプ
・復水タンク・蒸気発生器・主蒸気逃がし弁・主蒸気安全弁・加圧器逃がし弁・加圧器安全弁
その他、設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機並びに 1 次冷却設備の 1 次冷却材ポンプ、原子炉容器及び加圧器を重大事故等対処設
備として使用する。
d. ほう酸水注入
制御棒クラスタ、原子炉トリップ遮断器又は原子炉安全保護ロジック盤の故障等により原子炉トリップに失敗した場合の重大事故等対処設備(ほう酸水注入)
として、化学体積制御設備のほう酸ポンプ、緊急ほう酸注入弁、ほう酸タンク及
び充てんポンプを使用する。
ほう酸タンクを水源としたほう酸ポンプは、緊急ほう酸注入弁を介して充てん
ポンプにより炉心に十分な量のほう酸水を注入できる設計とする。
具体的な設備は、以下のとおりとする。
・ほう酸ポンプ

東海第二発電所

備考

・設備の相違c． 自動減圧系の起動阻止スイッチによる原子炉出力急上昇防止
ＡＴＷＳが発生した場合に，自動減圧系の起動阻止スイッチを 2 個作動させる （技術的能力との整合）ことで原子炉の自動による減圧を防止する設計とする。
・起動阻止スイッチは，自動減圧機能及び過渡時自動減圧機能の動作を防止することで，冷水の注水を防止し,原子炉を未臨界にするために設置するものであるため，東 2 は原子炉を未臨界のするための設備と位置づけ 44
条で整理している。（以降標記の理由は、※１と同様の理由と記載）

具体的な設備は，以下のとおりとする。
・自動減圧系の起動阻止スイッチ※１と同様の理由

その他，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備の非常用ディーゼル ・設備の相違
発電機を重大事故等対処設備として使用する。
（先行 BWR 及び技術的能力との整合）

d． ほう酸水注入
ＡＴＷＳが発生した場合に，ほう酸水を注入することにより原子炉を未臨界に ・設備の相違する設計とする。
（先行 BWR 及び技術的能力との整合）
ほう酸水注入は，ほう酸水注入ポンプ及びほう酸水貯蔵タンクを使用する。
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炉心に十分な量のほう酸水を注入できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・ほう酸水注入ポンプ（3.3 原子炉停止系）
・ほう酸水貯蔵タンク（3.3 原子炉停止系）

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赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】
玄海発電所 ３／４号炉・緊急ほう酸注入弁
・ほう酸タンク・充てんポンプ
化学体積制御設備を構成するほう酸フィルタ及び再生熱交換器は、設計基準事
故対処設備の一部を流路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。
その他、設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機並びに 1 次冷却設備の蒸気発生器、1 次冷却材ポンプ、原子炉容器及び加圧器を重大事故等対処設備として使用する。
ほう酸ポンプが故障により使用できない場合の重大事故等対処設備(ほう酸水注入)として、化学体積制御設備の充てんポンプ及び非常用炉心冷却設備の燃料取替用水タンクを使用する。
燃料取替用水タンクを水源とした充てんポンプは、化学体積制御系統により炉心に十分な量のほう酸水を注入できる設計とする。
具体的な設備は、以下のとおりとする。
・充てんポンプ
・燃料取替用水タンク
化学体積制御設備を構成する再生熱交換器は、設計基準事故対処設備の一部を流路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。その他、設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディー
ゼル発電機並びに 1 次冷却設備の蒸気発生器、1 次冷却材ポンプ、原子炉容器及び加圧器を重大事故等対処設備として使用する。
制御棒クラスタ、原子炉トリップ遮断器及びディーゼル発電機は、設計基準事
故対処設備であるとともに、重大事故等時においても使用するため、「1.1.7 重
大事故等対処設備に関する基本方針」に示す設計方針を適用する。ただし、多様性、位置的分散等を考慮すべき対象の設計基準事故対処設備はないことから、「1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針」のうち多様性、位置的分散等の設計方針は適用しない。

東海第二発電所

備考

その他，設計基準事故対処設備である原子炉圧力容器及び非常用交流電源設備 ・設備の相違（先行 BWR 及び技術的能力との整合）の非常用ディーゼル発電機を重大事故等対処設備として使用する。

制御棒，制御棒駆動機構，制御棒駆動系水圧制御ユニット，原子炉再循環 ・設備の相違
ポンプ遮断器手動スイッチ，低速度用電源装置遮断器手動スイッチ，ほう酸水注 （技術的能力との整合）
入ポンプ及びほう酸水貯蔵タンクは，設計基準事故対処設備であるとともに，重大事故等時においても使用するため，「1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針」に示す設計方針を適用する。ただし，多様性，位置的分散を考慮すべき対象の設計基準事故対処設備はないことから，「1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針」のうち多様性，位置的分散の設計方針は適用しない。
原子炉圧力容器については，「3.5 原子炉圧力容器」に示す。
非常用ディーゼル発電機については，「10.2 代替電源設備」に示す。

ディーゼル発電機の詳細については、「10.2 代替電源設備」、1 次冷却設備を構成する蒸気発生器、1 次冷却材ポンプ、原子炉容器及び加圧器の詳細について
は、「5.1 1 次冷却設備 5.1.2 重大事故等時」にて記載する。

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赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】
玄海発電所 ３／４号炉
6.8.2.1 多様性、位置的分散
基本方針については、「1.1.7.1 多様性、位置的分散、悪影響防止等」に示す。
原子炉トリップスイッチを使用した手動による原子炉緊急停止は、手動により原子炉トリップできることで、自動による原子炉トリップに対し多様性を持つ設計とする。
原子炉トリップスイッチは、原子炉補助建屋内の原子炉安全保護ロジック盤、
原子炉安全保護計装盤及び炉外核計装保護盤と異なる区画に設置することで、位置的分散を図る設計とする。

多様化自動作動設備を使用した原子炉出力抑制(自動)は、原子炉保護設備の作動に必要なプロセス計装と部分的に設備を共用するが、原子炉保護設備から電気的・物理的に分離することで原子炉保護設備と同時に機能喪失しない設計とする。また、原子炉出力抑制(自動)に使用する多様化自動作動設備並びに原子炉出力抑制(自動)及び原子炉出力抑制(手動)に使用する主蒸気隔離弁、電動補助給水
ポンプ、タービン動補助給水ポンプ、復水タンク、蒸気発生器、主蒸気逃がし弁、
主蒸気安全弁、加圧器逃がし弁及び加圧器安全弁は、制御棒クラスタ、原子炉トリップ遮断器、原子炉安全保護ロジック盤、原子炉安全保護計装盤及び炉外核計装保護盤とそれぞれ原理の異なる原子炉出力抑制方法を用いることで、多様性を持つ設計とする。
多様化自動作動設備は、原子炉保護設備から電気的・物理的に分離して独立した盤として、原子炉補助建屋内に設置することで位置的分散を図る設計とする。
主蒸気隔離弁、電動補助給水ポンプ、タービン動補助給水ポンプ、復水タンク、主蒸気逃がし弁及び主蒸気安全弁は、原子炉周辺建屋内の原子炉トリップ遮断器と異なる区画に設置し、蒸気発生器、加圧器逃がし弁及び加圧器安全弁は、原子炉格納容器内の制御棒クラスタと壁で分離された位置に設置する。これにより、
制御棒クラスタ及び原子炉トリップ遮断器並びに原子炉補助建屋内の原子炉安全保護ロジック盤、原子炉安全保護計装盤及び炉外核計装保護盤と位置的分散を図る設計とする。
ほう酸ポンプ、緊急ほう酸注入弁、ほう酸タンク、充てんポンプ及び燃料取替
用水タンクによるほう酸水注入は、制御棒クラスタ、原子炉トリップ遮断器、原
子炉安全保護ロジック盤、原子炉安全保護計装盤及び炉外核計装保護盤とそれぞれ原理の異なる原子炉出力抑制方法を用いることで多様性を持つ設計とする。
ほう酸ポンプ、緊急ほう酸注入弁、ほう酸タンク及び充てんポンプは、原了炉
補助建屋内の原子炉安全保護ロジック盤、原子炉安全保護計装盤及び炉外核計装保護盤と異なる区画に設置し、燃料取替用水タンクは、燃料取替用水タンク建屋内に設置する。これにより、原子炉安全保護ロジック盤、原子炉安全保護計装盤、東海第二発電所

備考

6.7.2.1 多様性，位置的分散
・東 2 はアナログ回路であり、ディジ
基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。 タルとアナログの多様性は言えない
ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）の論理回路を使用した自動による制 ため原子炉緊急停止系との自動と手御棒挿入は，手動による原子炉緊急停止系に対して多様性を有する設計とする。 動による多様性を反映
ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）手動スイッチを使用した手動による制御棒挿入は，自動による原子炉緊急停止系に対して多様性を有する設計とす
る。

ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）の論理回路は，原子炉緊急停止系の論理回路から電気的・物理的に分離し，独立した盤として異なる区画に設置することで，共通要因によって同時に機能を損なわない設計とする。
ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，検出器から代替制御棒挿入機能
用電磁弁まで原子炉緊急停止系の検出器からスクラム・パイロット弁に対して独立した構成とすることで，原子炉緊急停止系と共通要因によって同時に機能を損なわない設計とする。

・先行 B 電力と同様
・先行 P 電力は位置的分散の記載はあるが，独立した盤が中央制御室にあるため位置的分散の記載はしていない。
・電気的とは，配線用遮断器，ヒューズを指す。
・設備の相違（先行 BWR 及び技術的能力との整合）

ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，原子炉緊急停止系の電源と電気的に分離することで，原子炉緊急停止系と共通要因によって同時に機能を損なわない設計とする。
ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリップ機能）の論理回路を使用した自動による原子炉出力抑制は，手動による原子炉緊急停止系に対して多様性を有する設計とする。
ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリップ機能）の論理回路は，原
子炉緊急停止系の論理回路から電気的・物理的に分離し，独立した盤として異なる区画に設置することで，原子炉緊急停止系と共通要因によって同時に機能を損なわない設計とする。
ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリップ機能）は，検出器から原子炉再循環ポンプ遮断器及び低速度用電源装置遮断器まで原子炉緊急停止系の検出器からスクラム・パイロット弁に対して独立した構成とすることで，原子炉緊急停止系と共通要因によって同時に機能を損なわない設計とする。
ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリップ機能）は，原子炉緊急停止系の電源と電気的に分離することで原子炉緊急停止系と共通要因によって同時に機能を損なわれない設計とする。
ほう酸水注入系は，制御棒，制御棒駆動機構及び制御棒駆動系水圧制御ユニットと共通要因によって同時に機能を損なわないよう，ほう酸水注入ポンプを非常

・東 2 はアナログ回路であり、ディジ
タルとアナログの多様性は言えない
ため原子炉緊急停止系の手動による多様性を反映・先行 P 電力は位置的分散の記載はあるが，独立した盤が中央制御室にあるため位置的分散の記載はしていない。
・電気的とは，配線用遮断器，ヒューズを指す。

・設備の相違（先行 BWR 及び技術的能力との整合）

5／23

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】
玄海発電所 ３／４号炉
炉外核計装保護盤、原子炉周辺建屋内の原子炉トリップ遮断器及び原子炉格納容器内の制御棒クラスタと位置的分散を図る設計とする。

東海第二発電所

備考

用交流電源設備からの給電により駆動することで，アキュムレータにより駆動する制御棒，制御棒駆動機構及び制御棒駆動系水圧制御ユニットに対して多様性を有する設計とする。
ほう酸水注入ポンプ及びほう酸水貯蔵タンクは，原子炉建屋原子炉棟内の制御棒，制御棒駆動機構及び制御棒駆動系水圧制御ユニットと異なる区画に設置することで，制御棒，制御棒駆動機構及び制御棒駆動系水圧制御ユニットと共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。

6.8.2.2 悪影響防止
6.7.2.2 悪影響防止
基本方針については、「1.1.7.1 多様性、位置的分散、悪影響防止等」に示す。
基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
手動による原子炉緊急停止に使用する原子炉トリップスイッチは、独立して信ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，検出器から代替制御棒挿入機能
号を発信することができる設計とする。また、原子炉トリップスイッチ、制御棒
用電磁弁まで，原子炉緊急停止系の検出器からスクラム・パイロット弁に対して ・設備の相違
独立した構成とし，配線用遮断器及びヒューズで電気的に分離することで，原子 （技術的能力との整合）
クラスタ及び原子炉トリップ遮断器は、設計基準対象施設として使用する場合と炉緊急停止系に悪影響を及ぼさない設計とする。また，ＡＴＷＳ緩和設備（代替 ・原子炉緊急停止系の具体的な設備を同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで、他の設備に悪影響を制御棒挿入機能）は，原子炉緊急停止系の電源と電気的に分離することで，他の 反映及ぼさない設計とする。
設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）により作動する制御棒，制御棒駆動
機構及び制御棒駆動系水圧制御ユニットは，設計基準事故対処設備として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
原子炉出力抑制(自動)に使用する多様化自動作動設備は、原子炉トリップ信号
が原子炉保護設備より正常に発信した場合は、不必要な信号の発信を阻止できる
ことで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。原子炉出力抑制(自動)に使用する主蒸気隔離弁、電動補助給水ポンプ、タービン動補助給水ポンプ、復水タ
ンク、蒸気発生器、主蒸気逃がし弁、主蒸気安全弁、加圧器逃がし弁及び加圧器
安全弁は、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
原子炉出力抑制(手動)に使用する主蒸気隔離弁、電動補助給水ポンプ、タービ
ン動補助給水ポンプ、復水タンク、蒸気発生器、主蒸気逃がし弁、主蒸気安全弁、加圧器逃がし弁及び加圧器安全弁は、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
ほう酸水注入に使用するほう酸ポンプ、緊急ほう酸注入弁、ほう酸タンク、充てんポンプ、ほう酸フィルタ、再生熱交換器及び燃料取替用水タンクは、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリップ機能）は，検出器から原 ・原子炉緊急停止系の具体的な設備を
子炉再循環ポンプ遮断器及び低速度用電源装置遮断器まで，原子炉緊急停止系の 反映検出器からスクラム・パイロット弁に対して独立した構成とし，配線用遮断器及びヒューズで電気的に分離することで，原子炉緊急停止系に悪影響を及ぼさない設計する。また，ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリップ機能）は，
原子炉緊急停止系の電源と電気的に分離することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

ほう酸水注入に使用するほう酸水注入ポンプ及びほう酸水貯蔵タンクは，設計基準事故対処設備として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

6／23

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】
玄海発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

自動減圧系の起動阻止スイッチは，過渡時自動減圧機能と自動減圧系で阻止ス ※１と同様の理由
イッチを共用しているが，スイッチの接点で分離することで，自動減圧系に悪影 ・先行 BWR は，（ハードスイッチ）を明
響を及ぼさない設計とする。
記しているが，ハードスイッチ若しく
はディジタル盤のスイッチ操作することで設計するため明記していない。
・設備の相違（先行 BWR 及び技術的能力との整合）
6.8.2.3 容量等
6.7.2.3 容 量 等
基本方針については、「1.1.7.2 容量等」に示す。
基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。
緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備として使用する多緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備として使用するＡ ・設備の相違
様化自動作動設備は、重大事故等時に「蒸気発生器水位低」の原子炉トリップ信ＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，重大事故等時において，原子炉圧力 （技術的能力との整合）
号の計装誤差を考慮して確実に作動する設計とする。
高又は原子炉水位異常低下（レベル２）の信号の計器誤差を考慮して確実に作動 ・先行 BWR は，原子炉水位レベル 3 の原子炉出力抑制(自動)及び原子炉出力抑制(手動)において、主蒸気隔離弁の閉する設計とする。
信号で 4 台,原子炉水位レベル２の信制御棒駆動系水圧制御ユニットは，設計基準事故対処設備としての仕様が重大 号で 6 台再循環ポンプ停止するため相止に伴う 1 次冷却系統の過圧のピークを抑えるために使用する加圧器逃がし弁事故等時において，発電用原子炉を未臨界にするために必要な制御棒を全挿入す 違あり。
及び加圧器安全弁は、設計基準事故時の 1 次冷却系統の過圧防止機能と兼用してることが可能な駆動水を有する容量に対して十分であるため，設計基準事故対処
おり、設計基準事故時に使用する場合の弁放出流量が、主蒸気隔離弁の閉止によ設備と同仕様で設計する。
る 1 次冷却系統の過圧防止に必要な弁放出流量に対して十分であるため、設計基緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備として使用するＡ
準事故対処設備と同仕様で設計する。また、その後の 1 次冷却系統を安定させる
ＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリップ機能）は，重大事故等時におために使用する電動補助給水ポンプ、タービン動補助給水ポンプ、復水タンク、
いて，原子炉圧力高又は原子炉水位異常低下（レベル２）信号の計器誤差を考慮
蒸気発生器、主蒸気逃がし弁及び主蒸気安全弁は、設計基準事故時の蒸気発生器
して確実に作動させることで，原子炉再循環ポンプ 2 個を自動停止する設計とす
2 次側による冷却機能と兼用しており、設計基準事故時に使用する場合のポンプ
る。
流量、タンク容量、伝熱容量及び弁放出流量が、主蒸気隔離弁の閉止による 1 次
冷却系統の過圧防止に必要なポンプ流量、タンク容量、伝熱容量及び弁放出流量に対して十分であるため、設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
原子炉トリップに失敗した場合における原子炉を未臨界状態へ移行するためにほう酸水を炉心注入する設備として使用するほう酸ポンプ、ほう酸タンク、充てんポンプ及び燃料取替用水タンクは、設計基準事故時のほう酸水を 1 次系に注入する機能と兼用しており、設計基準事故時に使用する場合のポンプ流量及びタ
ンク容量が、原子炉トリップ失敗の場合に原子炉を未臨界状態とするために必要なポンプ流量及びタンク容量に対して十分であるため、設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。

ほう酸水注入に使用するほう酸水注入ポンプ及びほう酸水貯蔵タンクは，設計 ・設備が同等である柏崎と同様
基準事故対処設備としての仕様が，重大事故等時において．発電用原子炉を未臨界にするために必要な負の反応度添加率を確保するための容量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。

6.7.2.4 環境条件等
6.8.2.4 環境条件等
基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。
基本方針については、「1.1.7.3 環境条件等」に示す。
原子炉トリップスイッチは、中央制御室内に設置し、重大事故等時における環
ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，中央制御室，原子炉建屋付属棟 ・玄海，柏崎と相違なし
境条件を考慮した設計とする。操作は中央制御室で可能な設計とする。
及び原子炉建屋原子炉棟内に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した
制御棒クラスタ、蒸気発生器、加圧器逃がし弁、加圧器安全弁及び再生熱交換設計とする。また，中央制御室での操作が可能な設計とする。
器は、原子炉格納容器内に設置し、重大事故等時における環境条件を考慮した設
ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）により作動する制御棒，制御棒駆動
7／23

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】
玄海発電所 ３／４号炉

東海第二発電所計とする。
原子炉トリップ遮断器、主蒸気隔離弁、電動補助給水ポンプ、タービン動補助
給水ポンプ、復水タンク、主蒸気逃がし弁及び主蒸気安全弁は、原子炉周辺建屋内に設置し、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。主蒸気隔離
弁、電動補助給水ポンプ及びタービン動補助給水ポンプの操作は中央制御室で可能な設計とする。

機構及び制御棒駆動系水圧制御ユニットは，原子炉格納容器内及び原子炉建屋原
子炉棟内に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリップ機能）は，中央制御室，
原子炉建屋付属棟及び原子炉建屋原子炉棟内に設置し，重大事故等時における環
境条件を考慮した設計とする。また，中央制御室での操作が可能な設計とする。

多様化自動作動設備、ほう酸ポンプ、緊急ほう酸注入弁、ほう酸タンク、充て
んポンプ及びほう酸フィルタは、原子炉補助建屋内に設置し、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。ほう酸ポンプ、緊急ほう酸注入弁及び充てんポンプの操作は中央制御室で可能な設計とする。
燃料取替用水タンクは、燃料取替用水タンク建屋内に設置し、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

ほう酸水注入ポンプ及びほう酸水貯蔵タンクは，原子炉建屋原子炉棟内に設置
し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
ほう酸水注入系の操作は，重大事故等時において，中央制御室で可能な設計とする。
自動減圧系の起動阻止スイッチは，中央制御室内に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。また，中央制御室での操作が可能な設計とする。

備考

・設備が同等である柏崎と同様･設備の相違（先行 BWR との整合）※1 と同様の理由

6.8.2.5 操作性の確保
6.7.2.5 操作性の確保
基本方針については、「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
原子炉トリップスイッチ、制御棒クラスタ及び原子炉トリップ遮断器を使用しＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，重大事故等時において，他の系 ・設備の相違
た手動による原子炉緊急停止を行う系統は、重大事故等が発生した場合でも、設統と切り替えることなく使用できる設計とする。
（先行 BWR との整合）計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備とし
ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，原子炉圧力高及び原子炉水位異 ・先行 BWR は，検出器を多重化し「2て使用する設計とする。原子炉トリップスイッチは、中央制御室の制御盤の操作常低下（レベル２）の検出器各 4 個，論理回路 2 チャンネルで構成し，論理回路 out of 4」論理又は「2 out of 3」論
スイッチでの操作が可能な設計とする。
の各チャンネルは原子炉圧力高の「1 out of 2 twice」論理，又は原子炉水位異 理。論理回路構成に差異あり。
多様化自動作動設備を使用した原子炉出力抑制(自動)を行う系統は、重大事故常低下（レベル２）の「1 out of 2 twice」論理の成立で自動的に作動する設計 ※１と同様の理由
等時に多様化自動作動設備から自動で信号を発信する設計とする。
とする。
主蒸気隔離弁を使用した原子炉出力抑制(自動)を行う系統及び電動補助給水
ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）手動スイッチは，中央制御室のスイポンプ、タービン動補助給水ボンブ、復水タンク、蒸気発生器、主蒸気逃がし弁、ッチでの操作が可能な設計とする。
主蒸気安全弁、加圧器逃がし弁及び加圧器安全弁を使用した 1 次冷却系統の過圧
ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）により作動する制御棒，制御棒駆動 ・先行 BWR は，制御棒等を設計基準拡防止を行う系統は、重大事故等が発生した場合でも、設計基準対象施設として使機構及び制御棒駆動系水圧制御ユニットは，操作不要な設計とする。
張設備と位置付けているため記載し用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。
ていない。
主蒸気隔離弁を使用した原子炉出力抑制(手動)を行う系統及び電動補助給水
ポンプ、タービン動補助給水ポンプ、復水タンク、蒸気発生器、主蒸気逃がし弁、ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリップ機能）は，重大事故等時 ・設備の相違
主蒸気安全弁、加圧器逃がし弁及び加圧器安全弁を使用した 1 次冷却系統の過圧において，他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。
（先行 BWR との整合）防止を行う系統は、重大事故等が発生した場合でも、設計基準対象施設として使ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリップ機能）は，原子炉圧力高 ・先行 BWR は検出器を多重化し「2 out
用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。主及び原子炉水位異常低下（レベル２）の検出器各 4 個，論理回路 4 チャンネルで of 4」論理又は「2 out of 3」論理。
蒸気隔離弁、電動補助給水ポンプ及びタービン動補助給水ポンプは、中央制御室
構成し，論理回路の各チャンネルは原子炉圧力高の「1 out of 2 twice」論理， 論理回路構成に差異ありの制御盤の操作スイッチでの操作が可能な設計とする。
又は原子炉水位異常低下（レベル２）の「1 out of 2 twice」論理の成立で自動 ・先行 BWR は，手動スイッチを主要設
ほう酸ポンプ、緊急ほう酸注入弁、ほう酸タンク、充てんポンプ、ほう酸フィ的に作動する設計とする。
備と位置づけていないため記載なし。
ルタ及び再生熱交換器を使用したほう酸水注入を行う系統は、重大事故等が発生
原子炉再循環ポンプ遮断器手動スイッチは，中央制御室のスイッチにより操作 東二は主要設備のため手動スイッチ
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赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】
玄海発電所 ３／４号炉
した場合でも、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。ほう酸ポンプ、緊急ほう酸注入弁及び充てんポンプは、中央制御室の制御盤の操作スイッチでの操作が可能な設計とする。
充てんポンプ、燃料取替用水タンク及び再生熱交換器を使用したほう酸水注入を行う系統は、重大事故等が発生した場合でも、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。

東海第二発電所

備考が可能な設計とする。
の試験検査の反映
低速度電源装置遮断器手動スイッチは，中央制御室のスイッチにより操作が可能な設計とする。
ほう酸水注入ポンプ及びほう酸水貯蔵タンクを使用するほう酸水注入系は，重 ・設備が同等である柏崎と同様
大事故等時において，設計基準事故対処施設として使用する場合と同じ系統構成
で使用する設計とする。
ほう酸水注入ポンプは，中央制御室の操作盤のスイッチにより操作が可能な設計とする。

自動減圧系の起動阻止スイッチは，中央制御室のスイッチでの操作が可能な設 ・設備の相違計とする。
（技術的能力,先行 BWR との整合）※１と同様の理由
6.8.3 主要設備及び仕様
6.7.3 主要設備及び仕様
緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備の主要設備及び仕様
緊急停止失敗時に原子炉を未臨界にするための設備の主要設備及び仕様を第 6.7−1 表に示す。
を第 6.8.1 表に示す。

6.7.4 試験検査
6.8.4 試験検査
基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
基本方針については、「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）による制御棒緊急挿入に使用する論理 ・設備の相違
手動による原子炉緊急停止に使用する原子炉トリップスイッチは、機能・性能の回路は，原子炉の停止中に機能・性能の確認が可能なように，模擬入力による動作 （先行 BWR との整合）確認が可能なように、手動操作による原子炉トリップ遮断器の動作確認ができる設
確認，校正及び設定値確認ができる設計とする。
計とする。
ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）により作動する制御棒駆動機構及び制 ・先行 BWR は，制御棒等を設計基準拡
手動による原子炉緊急停止に使用する制御棒クラスタは、機能・性能の確認が可
御棒駆動系水圧制御ユニットは，原子炉の停止中に分解検査として表面状態の確認 張設備と位置付けているため記載し能なように、動作確認ができる設計とする。
が可能な設計とする。
ていない。
手動による原子炉緊急停止に使用する原子炉トリップ遮断器は、機能・性能の確
ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）手動スイッチは，原子炉の停止中に機 ・先行 BWR は，手動スイッチを主要設認が可能なように、試験装置を接続し動作確認ができる設計とする。
能・性能の確認が可能なように，スイッチによる電磁弁の開閉動作確認ができる設 備と位置づけていないため記載なし。
原子炉出力抑制(自動)に使用する多様化自動作動設備は、運転中に機能・性能の東二は主要設備のため手動スイッチ
確認が可能なように、模擬入力によるロジック回路動作確認が可能な設計とする。
計とする。
この場合、原子炉停止系及び非常用炉心冷却系統の不必要な動作が発生しない設計
また，原子炉の停止中に機能・性能の確認が可能なように，制御棒を全引き抜き の試験検査の反映とする。また、特性の確認が可能なように、模擬入力による校正及び設定値確認が位置からのスクラム個別スイッチによるスクラム性能の確認が可能な設計とする。 ・先行 BWR は，制御棒等を設計基準拡
ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリップ機能）による原子炉出力抑 張設備と位置付けているため記載しできる設計とする。
原子炉出力抑制(自動)に使用する主蒸気隔離弁、電動補助給水ポンプ、タービン
動補助給水ポンプ、復水タンク、蒸気発生器、主蒸気逃がし弁、主蒸気安全弁、加圧器逃がし弁及び加圧器安全弁は、他系統と独立した試験系統又は通常時の系統構成により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。

制に使用する論理回路は，原子炉の停止中に機能・性能の確認が可能なように，模擬入力による動作確認，校正及び設定値確認ができる設計とする。
原子炉再循環ポンプ遮断器手動スイッチは，原子炉の停止中に機能・性能の確認が可能なように，スイッチ操作による遮断器の動作確認ができる設計とする。

ていない。
・設備の相違（先行 BWR との整合）
・先行 BWR は，手動スイッチを主要設
9／23

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】
玄海発電所 ３／４号炉
主蒸気隔離弁、電動補助給水ポンプ、タービン動補助給水ポンプ、主蒸気逃がし
弁、主蒸気安全弁、加圧器逃がし弁及び加圧器安全弁は、分解が可能な設計とする。
復水タンク及び蒸気発生器は、内部の確認が可能なように、マンホールを設ける設計とする。
蒸気発生器は、伝熱管の非破壊検査が可能なように、試験装置を設置できる設計とする。
原子炉出力抑制(手動)に使用する主蒸気隔離弁、電動補助給水ポンプ、タービン
動補助給水ポンプ、復水タンク、蒸気発生器、主蒸気逃がし弁、主蒸気安全弁、加圧器逃がし弁及び加圧器安全弁は、他系統と独立した試験系統又は通常時の系統構成により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
ほう酸水注入に使用するほう酸ポンプ、緊急ほう酸注入弁、ほう酸タンク、充てんポンプ、ほう酸フィルタ、再生熱交換器及び燃料取替用水タンクは、他系統と独立した試験系統又は通常時の系統構成により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
ほう酸ポンプ、緊急ほう酸注入弁及び充てんポンプは、分解が可能な設計とする。
ほう酸タンク及び燃料取替用水タンクは、内部の確認が可能なように、マンホールを設ける設計とする。
ほう酸タンク及び燃料取替用水タンクは、ほう素濃度及び有効水量が確認できる設計とする。
ほう酸フィルタは、差圧確認が可能な設計とする。また、内部の確認が可能なよ
うにフランジを設ける設計とする。
再生熱交換器は、応力腐食割れ対策、伝熱管の摩耗対策により健全性が確保でき、開放が不要な設計であることから、外観の確認が可能な設計とする。

東海第二発電所

備考

低速度用電源装置遮断器手動スイッチは，原子炉の停止中に機能・性能の確認が 備と位置づけていないため記載なし。
可能なように，スイッチ操作による遮断器の動作確認ができる設計とする。
東二は主要設備のため手動スイッチの試験検査の反映

ほう酸水注入系は，原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び漏えいの有無の ・設備が同等である柏崎と同様確認並びに弁の開閉動作の確認が可能な設計とする。
ほう酸水注入ポンプは，原子炉の停止中に分解及び外観の確認が可能な設計とする。
ほう酸水貯蔵タンクは，原子炉の運転中又は停止中にほう酸濃度及びタンク水位の確認による，ほう酸質量の確認及び外観の確認が可能な設計とする。

自動減圧系の起動阻止スイッチは，原子炉の停止中にスイッチによる論理回路の ※１と同様の理由確認が可能な設計とする。
・先行 BWR は 46 条で整理し，模擬入力による動作確認（阻止スイッチの機
能確認含む）と記載しているが，東 2
第 6.7−1 表 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備の主要仕様
はスイッチのみ当該条文のため記載に相違。
(1) ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）
第 6.8.1 表 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備(常設)の設備
個数
1
仕様(1) 原子炉トリップスイッチ(2) ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）手動スイッチ
兼用する設備は以下のとおり。
個
数
2・原子炉保護設備
・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備(3) ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリップ機能）
個
数
2
個
数
1
(4) 原子炉再循環ポンプ遮断器手動スイッチ
個
数
4
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赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】
玄海発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考(5) 低速度用電源装置遮断器手動スイッチ
個数2(2) 制卸棒クラスタ
兼用する設備は以下のとおり。
・反応度制御設備・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
制御棒本数
24(クラスタ当たり)
被ふく管材料ステンレス鋼
吸収材材料
銀・インジウム・カドミウム(80%、15%、5%)合金
個数53
制御棒有効長さ
約 3.6m
吸収剤直径
約 8.7mm
被ふく管厚さ
約 0.5mm(3) 原子炉トリップ遮断器兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉保護設備
・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
型
式
低圧気中遮断器
台
数
8定格使用電圧460V
定 格 電 流1,600A(4) 多様化自動作動設備個
数
1
工学的安全施設等の作動信号の種類
a. タービントリップ信号
b. 主蒸気ライン隔離信号
c. 補助給水ポンプ起動信号(5) 主蒸気隔離弁兼用する設備は以下のとおり。

(6) 制御棒兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉停止系
・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
種
類
十字型
中性子吸収材ボロンカーバイド粉末
有 効 長 さ3,632mm個数185(7) 制御棒駆動機構兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉停止系
・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
最高使用圧力8.62MPa[gage]
最高使用温度302℃
個数185(8) 制御棒駆動系水圧制御ユニット
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉停止系
・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
種
類
円筒縦型（ピストン式）
容
量
18L/個
最高使用圧力12.0MPa[gage]
最高使用温度66℃
個数185(9) ほう酸水注入ポンプ
兼用する設備は以下のとおり。
・ほう酸水注入系
・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界に移行するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備
種類
水平 3 連プランジャポンプ
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赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】
玄海発電所 ３／４号炉・主蒸気系統設備
・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
型
式
スウィングディスク式
個数4
最高使用圧力8.17MPa[gage]
最高使用温度
298℃
本 体 材 料炭素鋼
(6) 電動補助給水ポンプ
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・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低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・給水設備
・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
型
式
うず巻式
台
数
2
容
量
約 140m3/h(1 台当たり)
揚程
約 950m
電
動機
約 650kW(1 台当たり)
本 体 材 料
合金鋼

東海第二発電所
個
容

数
量

全
揚
程
最高使用圧力最高使用温度材料

備考

1（予備 1）
9.78m３/h
870m
9.66MPa[gage]
66℃
ステンレス鋼(10) ほう酸水貯蔵タンク
兼用する設備は以下のとおり。
・ほう酸水注入系
・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界に移行するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
種
類
円筒縦型
個
数
1
容
量
19.5m３
最高使用圧力静水頭
最高使用温度66℃
材
料
ステンレス鋼(11) 自動減圧系の起動阻止スイッチ
個数2(7) タービン動補助給水ポンプ
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・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低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・給水設備
・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
型
式
うず巻式(蒸気加減弁付)
台
数
1
容
量
約 250m3/h
揚程
約 950m12／23

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】
玄海発電所 ３／４号炉
本 体 材 料

東海第二発電所

備考

合金鋼(8) 復水タンク
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・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低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・2 次系補給水設備
・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
型式
たて置円筒型基数1
容量
約 1,200m3
本 体 材 料
炭素鋼
設 置 高 さEL．＋ll.3m
距
離
約 40m(3 号炉心より)(9) 蒸気発生器兼用する設備は以下のとおり。
・1 次冷却設備(通常運転時等)
・1 次冷却設備(重大事故等時)
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉冷却材圧カ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低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
型
式
たて置 U 字管式熱交換器型
基
数
4
胴側最高使用圧力
8.17MPa [gage]
約 8.8MPa[gage](重大事故等時における使用時の値)
管側最高使用圧力17.16MPa [gage]
約 19.6MPa[gage](重大事故等時における使用
時の値)
13／23

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】
玄海発電所 ３／４号炉
1 次冷却材流量
主蒸気運転圧力(定格出力時)
主蒸気運転温度(定格出力時)
蒸気発生量(定格出力時)
出口蒸気湿分
伝 熱 面 積
伝 熱 管
本
数
外
径
厚
さ
胴 部 外 径
上
部
下
部
全
高
材
料
本
体
伝 熱 管
管板肉盛り
水室肉盛り

東海第二発電所

備考

約 15,000t/h(1 基当たり)
約 6.03MPa [gage]
約 277℃
約 1,690t/h(1 基当たり)0.25wt%以下
約 4,870m2(1 基当たり)
3,382(1 基当たり)
約 22.2mm
約 1.3mm
約 4.5m
約 3.4m
約 21m
低合金鋼及び低合金鍛鋼
ニッケル・クロム・鉄合金
ニッケル・クロム・鉄合金
ステンレス鋼(10) 主蒸気逃がし弁
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・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低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・主蒸気系統設備
・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
型
式
空気作動式
個
数
4
口
径
6B
容
量
約 177t/h(1 個当たり)最高使用圧力8.17MPa [gage]
約 8.8MPa[gage](重大事故等時における使用時の値)
最高使用温度
298℃
約 349℃(重大事故等時における使用時の値)
本 体 材 料
炭素鋼
14／23

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】
玄海発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考(11) 主蒸気安全弁兼用する設備は以下のとおり。
・主蒸気系統設備
・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
型
式
ばね式
個
数
20
口
径
6B
容
量
約 360t/h(1 個当たり)最高使用圧力8.17MPa[gage]
最高使用温度
298℃
本 体 材 料
炭素鋼(12) 加圧器逃がし弁兼用する設備は以下のとおり。
・1 次冷却設備(通常運転時等)
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
型
式
空気作動式
個
数
2
最高使用圧力17.16MPa [gage]
約 19.6MPa[gage](重大事故等時における使用時の値)
最高使用温度
360℃
約 365℃(重大事故等時における使用時の値)
吹 出 容 量約 95t/h(1 個当たり)材
料
ステンレス鋼(13) 加圧器安全弁兼用する設備は以下のとおり。
・1 次冷却設備(通常運転時等)
・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
型
式
ばね式(背圧補償型)
個数3
最高使用圧力17.16MPa[gage]
最高使用温度
360℃
吹 出 容 量約 190t/h(1 個当たり)
15／23

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】
玄海発電所 ３／４号炉
材料

東海第二発電所

備考

ステンレス鋼(14) ほう酸ポンプ
兼用する設備は以下のとおり。
・化学体積制御設備
・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
型
式
うず巻式
台
数
2
容
量
約 17m3/h(1 台当たり)
最高使用圧力1.4MPa[gage]
最高使用温度
95℃
本 体 材 料ステンレス鋼(15) 緊急ほう酸注入弁兼用する設備は以下のとおり。
・化学体積制御設備
・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
型
式
電気交流作動式
個数
1
最高使用圧力1.4MPa[gage]
最高使用温度
95℃
本 体 材 料ステンレス鋼(16) ほう酸タンク
兼用する設備は以下のとおり。
・化学体積制御設備
・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
基
数
2
容
量
120m3(1 基当たり)最高使用圧力
0.05MPa[gage]
最高使用温度95℃
ほう素濃度
約 7,000ppm
本 体 材 料ステンレス鋼(17) 充てんポンプ
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・化学体積制御設備
16／23

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】
玄海発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
型
式
うず巻式
台
数
3
容
量
約 45m3/h(1 台当たり)
最高使用圧力20.OMPa[gage]
最高使用温度
95℃
揚程
約 1,770m
運 転 温 度
約 54℃
接液部材料
ステンレス鋼(18) ほう酸フィルタ
兼用する設備は以下のとおり。
・化学体積制御設備
・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
基数
1
設 計 流 量約 171m3/h
最高使用圧力1.4MPa[gage]
最高使用温度
95℃
本 体 材 料ステンレス鋼(19) 再生熱交換器兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・化学体積制御設備
・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
型
式
横置 3 胴 U 字管式
基数1
伝 熱 容 量
約 3.14MW
最高使用圧力管側20.OMPa[gage]
胴側17.16MPa [gage]
最高使用温度
管
側
343℃
胴
側
343℃
材
料
管
側
ステンレス鋼
胴側ステンレス鋼17／23

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】
玄海発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考(20) 燃料取替用水タンク
兼用する設備は以下のとおり。
・高圧注入系
・低圧注入系
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉冷却材圧カ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低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
・原子炉格納容器スプレイ設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
・火災防護設備
型式
たて置円筒型基数1
容量
約 2,100m3
最高使用圧力大気圧
最高使用温度95℃
ほう素濃度
3,100ppm 以上
材
料
ステンレス鋼設 置 高 さEL.0.Om
距
離
約 70m(3 号炉心より)

18／23

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】
玄海発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

・設備の相違19／23

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】
玄海発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考（先行 BWR との整合）・設備の相違20／23

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】
玄海発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考（先行 BWR との整合）・設備の相違（先行 BWR との整合）

21／23

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】
玄海発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

・設備の相違（先行 BWR との整合）

22／23

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】
玄海発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

・設備の相違（先行 BWR との整合

23／23

玄海３／４号
44条
44-1 ＳＡ設備基準適合性 一覧表なし
44-2 配置図
44-3(1) 試験・検査説明資料
44-3(2) 多様化自動作動設備の試験に対する考え方について
44-4 系統図
44-5(1) 工学的安全施設等の作動信号の設定根拠について
44-5(2) 多様化自動作動設備について44-5(3) 多様化自動作動設備に関する健全性について
44-6 ＳＡバウンダリ系統図（参考図）
ー

東二44-1 ＳＡ設備基準適合性
44-2 単線結線図
44-3 配置図
44-5 試験及び検査

ー
一覧表

ー
44-4 系統図
44-6 容量設定根拠
44-8 ＡＴＷＳ緩和設備について
44-9 ＡＴＷＳ緩和設備に関する健全性についてー44-7 その他設備

東二
資料
の有
無
ー
有
ー
有
有
無
有
有
有
有
有
ー

採用
要否
ー
ー
ー
ー
ー
要
ー
ー
ー
ー
ー
ー

要否理由・記載方針

44-5 試験検査で説明

3.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備【45 条】

基準適合への対応状況

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

5.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

5.7 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

5.4.1 概5.7.1 概要

要

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

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必要な重大事故等対処設備を設置する。

却するための重大事故等対処設備を設置する。

原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備の概略系統図を第5.4.1 図から第 5.4.4 図に示す。
5.4.2 設計方針

備考

原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備の系統概要図を第 5.7−1 図から第 5.7−4 図に示す。

記載表現の相違（東二は系統概要図に統一）

5.7.2 設計方針

原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備のうち、原子炉を

原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備のうち，原子炉を冷冷却するための設備として以下の重大事故等対処設備（1 次系のフィードアンドブリード、ター

却するための設備として重大事故等対処設備（高圧代替注水系による原子炉注水，全 交 流 動 力 電子炉圧力容器」という。

ビン動補助給水ポンプの機能回復、電動補助給水ポンプの機能回復及び主蒸気逃がし弁の機能

源 喪 失 及 び 常 設 直 流 電 源 系 統 喪 失 時 の 原 子 炉 注 水 ，全 交 流 動 力 電 源 喪 失 時 に お け る 原 子

回復並びに監視及び制御)を設ける。

炉 隔 離 時 冷 却 系 の 復 旧， 原子炉隔離時冷却系による原子炉注水及び高圧炉心スプレイ系による復旧は本来「原子炉隔離冷却系による原子炉注水」となるが，DB 対応と同名となることから，「全交流動力電源
喪失時における原子炉隔離時冷却系の復旧」とし差別化した。

原子炉注水並びに監視及び制御）を設ける。
また，原 子 炉 へ の 高 圧 注 水 機 能 が 喪 失 し ， 原 子 炉 水 位 を 維 持 で き な い 場 合 の 事 象 進 展

これ以降は「原子炉」又は「原抑制のため，重大事故等対処設備（ほう酸水注入系による原子炉注水）を設ける。

SA は，タンクの初期保有水を注入するまでとし，純水を補給して注水を継続するのは自主対応とする。

(1)

設計基準事故対処設備が健全

設計基準事故対処設備を使用した設備な場合にＳＡとして使用することを個別で記載する。
ａ． 原子炉隔離時冷却系による原子炉注水
設計基準事故等対処設備である原子炉隔離時冷却系が健全な場合の重大事故等対処設備

設備の相違（技術的能力との整合）（原子炉隔離時冷却系による原子炉注水）として原子炉隔離時冷却系ポンプ及びサプレッシ

東二は、高圧炉心スプレイ系もョン・プールを使用する。

ＳＡ設備として整備する。

サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル を 水 源 と す る 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 ポ ン プ は ， 原子炉隔離時冷却系を介して原子炉へ注水できる設計とする。原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 ポ ン プ は ， 蒸 気
タ ー ビ ン 駆 動 の ポ ン プ を原子炉圧力容器で発生する蒸気にて駆動できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。

BWR は原子炉圧力容器を名称としている。

・原子炉隔離時冷却系ポンプ（5.3 原子炉隔離時冷却系）
・サプレッション・プール（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
その他，設計基準事故対処設備である原子炉圧力容器を重大事故等対処設備として使用する。
ｂ． 高圧炉心スプレイ系による原子炉注水
設計基準事故等対処設備である高圧炉心スプレイ系が健全な場合の重大事故等対処設備

1

設備の相違（技術的能力との整合）赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考（高圧炉心スプレイ系による原子炉注水）として高圧炉心スプレイ系ポンプ，サプレッショ

東二は、高圧炉心スプレイ系もン・プール及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を使用する。

ＳＡ設備として整備する。

サプレッション・プールを水源とする高圧炉心スプレイ系ポンプは，高圧炉心スプレイ系
を介して原子炉へ注水できる設計とする。
高圧炉心スプレイ系ポンプは，非常用交流電源設備の高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機から給電できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・高圧炉心スプレイ系ポンプ（5.2 非常用炉心冷却系）
・サプレッション・プール（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機（ 10.2 代 替 電 源 設 備 ）その他，設計基準事故対処設備である原子炉圧力容器を重大事故等対処設備として使用する。

BWR では原子炉圧力容器を名称としている。

（1） フロントライン系故障時に用いる設備(2) フロントライン系故障時に用いる設備

a． １次系のフィードアンドブリード

ａ．高圧代替注水系による原子炉注水設備の相違。

(a) 中央制御室からの高圧代替注水系起動（先行 BWR 及び技術的能力との電動補助給水ポンプ及びタービン動補助給水ポンプ、復水タンク又は主蒸気逃がし弁の故障等により２次冷却系からの除熱機能が喪失した場合の重大事故等対処設備（１次系のフィ

原子炉隔離時冷却系ポンプ及び高圧炉心スプレイ系ポンプの故障により原子炉への注水

ードアンドブリード）として、非常用炉心冷却設備のうち高圧注入系の高圧注入ポンプ及び機能が喪失した場合の重大事故等対処設備（中央制御室からの高圧代替注水系起動）として燃料取替用水タンク並びに１次冷却設備の加圧器逃がし弁並びに非常用炉心冷却設備のうち

高圧代替注水系の常設高圧代替注水系ポンプ及びサプレッション・プールを使用する。

蓄圧注入系の蓄圧タンク及び蓄圧タンク出口弁並びに余熱除去設備の余熱除去ポンプ及び余熱除去冷却器を使用する。
燃料取替用水タンクを水源とした高圧注入ポンプは、原子炉へのほう酸水の注入を行い、加圧器逃がし弁を開操作することでフィードアンドブリードができる設計とする。また、蓄圧タンクは、フィードアンドブリード中に１次冷却材との圧力差によりほう酸水を原子炉へ注入でき、蓄圧タンク出口弁は注水後の１次冷却系統への窒素ガス混入防止のため、閉止できる設計とする。さらに、余熱除去ポンプ及び余熱除去冷却器は、フィードアンドブリード後に原子炉を低温停止状態とできる設計とする。
具体的な設備は、以下のとおりとする。

整合）

サプレッション・プールを水源とする常設高圧代替注水系ポンプは，原子炉隔離時冷却系を介して原子炉へ注水できる設計とする。常設高圧代替注水系ポンプは蒸気タービン駆動のポンプとし，原子炉で発生する主蒸気系からの蒸気にて駆動できる設計とする。
高圧代替注水系は，蒸気系の流路として主蒸気系，原子炉隔離時冷却系及び高圧代替注水 主蒸気系［既設］，原子炉隔離時冷却系
系の配管及び弁を使用する設計とする。

［既設］，高圧代替注水系［新設］高圧代替注水系は，注水系の流路として高圧炉心スプレイ系，高圧代替注水系及び原子炉 高圧炉心スプレイ系［既設］はポンプ入口側流路，，高圧代替注水系［新設］，原子炉隔離時冷却系［既設］はポンプ
高圧代替注水系の電動弁の電源は，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置， 出口側流路

隔離時冷却系の配管及び弁を使用する設計とする。

可搬型代替交流電源設備である可搬型代替低圧電源車又は常設代替直流電源設備である緊 常設代替高圧電源装置から電路（P/C・加圧器逃がし弁及び MCC）を介して緊急用 125V 蓄
電池へ給電するが，ここでは電路まで
常設高圧代替注水系ポンプは，中央制御室からの遠隔操作により起動可能な設計とする。 は記載しない。

・燃料取替用水タンク

具体的な 設 備 は ， 以 下 の と お り と す る 。

・蓄圧タンク・常設高圧代替注水系ポンプ

・蓄圧タンク出口弁

・ サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル （9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）

・余熱除去ポンプ・常設代替高圧電源装置（10.2 代替電源設備）

・余熱除去冷却器

・可搬型代替低圧電源車（10.2 代替電源設備）

・高圧注入ポンプ

その他、設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機並びに１次冷却急用直流 125V 系蓄電池から給電できる設計とする。

・ 緊 急 用 直 流 125V 系 蓄 電 池 （ 10.2 代 替 電 源 設 備 ）2

具体的な設備は，まとめ資料の SA 設
備一覧から主要設備を抽出。先行に倣いポンプ，水源，電源を記載。45 条の一覧表では水源及び電源は関連設備としているが，それぞれのまとめ資料
において主要設備である。

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所
その他，設計基準事故対処設備である原子炉圧力容器を重大事故等対処設備として使用す設備の蒸気発生器、１次冷却材ポンプ、原子炉容器及び加圧器を重大事故等対処設備として

る。

使用する。

備考
PWR では、原子炉容器、BWR では原子炉圧力容器を名称としている。

（2） サポート系故障時に用いる設備(3)

サポート系故障時に用いる設備

ａ．全交流動力電源喪失及び所内常設直流電源喪失時の原子炉注水設備の相違。

(a) 中央制御室からの高圧代替注水系起動（先行 BWR 及び技術的能力との全交流動力電源喪失及び所内常設直流電源系統の喪失により原子炉隔離時冷却系及び高整合）

圧炉心スプレイ系による原子炉注水ができない場合の重大事故等対処設備（中央制御室からの高圧代替注水系起動）は，「5.7.2 (1) ａ．(a) 中央制御室からの高圧代替注水系起動」と同じである。
a． タービン動補助給水ポンプの機能回復(b)

現 場 で の 人 力 操 作 に よ る 高圧代替注水系起動

常設直流電源系統が喪失した場合を想定した重大事故等対処設備（タービン動補助給水ポ

原子炉隔離時冷却系ポンプ及び高圧炉心スプレイ系ポンプの故障等により原子炉への注ンプの機能回復）として、タービン動補助給水ポンプの蒸気加減弁及びタービン動補助給水

水機能が喪失し， か つ 中 央 制 御 室 か ら 高 圧 代 替 注 水 系 を 起 動 で き な い 場 合 の 重 大 事

ポンプ駆動蒸気入口弁を使用する。

故 等 対 処 設 備（ 現 場 で の 人 力 操 作 による高圧代替注水系起動）と し て 常設高圧代替注水

復水タンクを水源としたタービン動補助給水ポンプは、現場での人力による専用の工具を用いた蒸気加減弁の操作、専用の注油器による軸受油供給及び人力によるタービン動補助給水ポンプ駆動蒸気入口弁の操作により機能を回復し、２次冷却系からの除熱によって、１次系ポンプ及びサプレッション・プールを使用する。
常設高圧代替注水系ポンプは，蒸気タービン駆動ポンプとし，原子炉で発生する主蒸気系からの蒸気にて駆動できる設計とする。

冷却系統の十分な減圧及び冷却ができる設計とする。これらの人力による措置は容易に行え

流路については，「(a) 中央制御室からの高圧代替注水系起動」と同じである。

る設計とする。また、タービン動補助給水ポンプは、１次冷却系統の減圧対策及び低圧時の冷

常設高圧代替注水系ポンプは，高圧代替注水系の高圧代替注水系タービン止め弁を現場に却対策に必要な時間的余裕をとれるよう冷却を継続できる設計とする。
具体的な設備は、以下のとおりとする。

おいて人力で開操作することにより蒸気タービンに蒸気を供給し，ポンプの起動が可能な設計とする。また，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ

・タービン動補助給水ポンプ（蒸気加減弁付）

低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間にわたって運転が継続できる設計とする。高圧代・タービン動補助給水ポンプ駆動蒸気入口弁

替注水系タービン止め弁は，現場での人力操作が容易に行える設計とする。

その他、設計基準事故対処設備である２次系補給水設備の復水タンク及び１次冷却設備の蒸気発生器を重大事故等対処設備として使用する。

具体的な設備は，以下のとおりとする。
・常設高圧代替注水系ポンプ

・現場での人力操作による常設高圧代
替注水系ポンプの起動については、中央制御室からの操作と別立てで記載している。
（先行 BWR は、中央制御室から操作する手段の中に記載しているが，技術的能力の手段と整合させ記載している）・現場での人力操作による常設高圧代
替注水系ポンプの起動を可能とする
ことにより，設置許可基準規則解釈
1(1)の要求である RCIC 又は非常用復水器による対応と同等以上の他愛王と位置付けている。
なお，先行 BWR で SA としている原子炉隔離時冷却系の現場での人力操作による起動は東２では期待していない。
弁の操作場所を線量が高くなるおそれのない場所に設定するとともに弁駆動部にハンドルを設け容易に操作可能な設計としている。

・ サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル （9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）

東二は人力でのポンプ起動に必要な高圧代替注水系タービン止め弁を主要設備とした。

その他，設計基準事故対処設備である原子炉圧力容器を重大事故等対処設備として使用す

BWR の名称は原子炉圧力容器

・高圧代替注水系タービン止め弁る。
b． 電動補助給水ポンプの機能回復
全交流動力電源が喪失した場合を想定した重大事故等対処設備（電動補助給水ポンプの機能回復）として、代替電源設備の大容量空冷式発電機を使用する。
復水タンクを水源とした電動補助給水ポンプは、大容量空冷式発電機より給電することで機能を回復し、２次冷却系からの除熱によって、１次冷却系統の十分な減圧及び冷却ができる設計とする。また、電動補助給水ポンプは、１次冷却系統の減圧対策及び低圧時の冷却対策に必要な時間的余裕をとれるよう冷却を継続できる設計とする。

3

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

具体的な設備は、以下のとおりとする。
・大容量空冷式発電機（10.2 代替電源設備）
その他、設計基準事故対処設備である給水設備の電動補助給水ポンプ、２次系補給水設備の復水タンク及び１次冷却設備の蒸気発生器を重大事故等対処設備として使用する。
ｂ．全交流動力電源喪失時における原子炉隔離時冷却系の復旧

設備の相違(a) 代替交流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電（技術的能力と整合、東二は

全 交 流 動 力 電 源 が 喪 失 し ，所 内 常 設 直 流 電 源 設 備 に よ る 給 電 中 に 蓄 電 池 が 枯 渇 し「給電」先行 BWR は「復旧））た 場 合 を想定した重 大 事 故 等 対 処 設 備 （ 代替交流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電） と し て 常 設 代 替 交 流 電 源 設 備 の 常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 ，原 子 炉 隔 離 時 冷 却
系ポンプ及びサプレッション・プールを使用する。
常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 が 使 用 で き な い 場 合 は ，可 搬 型 代 替 交 流 電 源 設 備 の 可 搬 型
代替低圧電源車及び可搬型整流器を使用し原子炉隔離時冷却系を復旧することで，
原 子 炉 冷 却 材 圧 力 バ ウ ン ダ リ の 減 圧 が 可 能 な 設 計 と す る 。ま た ，原 子 炉 隔 離 時 冷 却
系 ポ ン プ は ， 原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間， 運 転 継 続 で き る 設 計 と す る 。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・ 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 ポ ン プ （5.3 原子炉隔離時冷却系）

先行ＢＷＲでは、供給元の電源

・ サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル （9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）

のみを主要設備としている。

・ 常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 （ 10.2 代 替 電 源 設 備 ）（東二は、電源が供給される原・ 可 搬 型 代 替 低 圧 電 源 車 （ 10.2 代 替 電 源 設 備 ）子炉隔離時冷却系ポンプも・ 可 搬 型 整 流 器 （ 10.2 代 替 電 源 設 備 ）主要設備として整理）

その他，設計基準事故対処設備である原子炉圧力容器を重大事故等対処設備として使用す

BWR の名称は原子炉圧力容器

る。
(b) 代替直流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電設備の相違。

全 交 流 動 力 電 源 が 喪 失 し ，所 内 常 設 直 流 電 源 設 備 に よ る 給 電 中 に 蓄 電 池 が 枯 渇 し（先行 BWR 及び技術的能力とのた 場 合 を想定した重 大 事 故 等 対 処 設 備 （ 代替直流電源設備による原子炉隔離時冷却系へ整合。ただし東海第二では現場の給電）と し て 常 設 代 替 直 流 電 源 設 備 の 緊 急 用 直 流 125V 系 蓄 電 池 ，原 子 炉 隔 離 時 冷での人力による措置には期待

却 系 ポ ン プ 及 び サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル を 使 用 す る 。 緊 急 用 直 流 125V 系 蓄 電 池 がしない）

使 用 で き な い 場 合 は ，可 搬 型 代 替 交 流 電 源 設 備 の 可 搬 型 代 替 低 圧 電 源 車 及 び 可 搬 型
整 流 器 を 使 用 し 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 を 復 旧 す る こ と で ，原 子 炉 冷 却 材 圧 力 バ ウ ン ダ
リ の 減 圧 が 可 能 な 設 計 と す る 。ま た ，原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 ポ ン プ は ，原 子 炉 冷 却 材
圧 力 バ ウ ン ダ リ 低 圧 時 の 原 子 炉 へ の 注 水 手 段 が 整 う ま で の 間 ，運 転 継 続 で き る 設 計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・ 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 ポ ン プ （5.3 原子炉隔離時冷却系）
・ サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル （9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）

4

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

・ 常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 （ 10.2 代 替 電 源 設 備 ）・ 可 搬 型 代 替 低 圧 電 源 車 （ 10.2 代 替 電 源 設 備 ）・ 可 搬 型 整 流 器 （ 10.2 代 替 電 源 設 備 ）その他，設計基準事故対処設備である原子炉圧力容器を重大事故等対処設備として使用す

BWR の名称は原子炉圧力容器

る。
c． 主蒸気逃がし弁の機能回復

設備の相違（東二は BWR のため、全交流動力電源又は常設直流電源系統が喪失した場合を想定した重大事故等対処設備（主２次系の減圧は設備はない）

蒸気逃がし弁の機能回復）として、主蒸気系統設備の主蒸気逃がし弁を使用する。
主蒸気逃がし弁は、機能回復のため現場において人力で操作し、２次冷却系からの除熱によって、１次冷却系統の十分な減圧及び冷却ができる設計とする。また、主蒸気逃がし弁は、１次冷却系統の減圧対策及び低圧時の冷却対策に必要な時間的余裕をとれるよう冷却を継続できる設計とする。
具体的な設備は、以下のとおりとする。
・主蒸気逃がし弁(4)（3） 監視及び制御に用いる設備

監視及び制御に用いる設備

ａ．監視及び制御

a． 監視及び制御
原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態で原子炉を冷却する場合に監視及び制御に使用

原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態で原子炉を冷却する場合に監視及び制する重大事故等対処設備（監視及び制御）として、加圧器水位、蒸気発生器広域水位、蒸気発御 に 使 用 す る 重 大 事 故 等 対 処 設 備（ 監 視 及 び 制 御 ）と し て 原 子 炉 水 位（ 広 帯 域 ），原

生器狭域水位、補助給水流量及び復水タンク水位を使用する。

子 炉 水 位（ 燃 料 域 ），原 子 炉 水 位（ Ｓ Ａ 広 帯 域 ），原 子 炉 水 位（ Ｓ Ａ 燃 料 域 ），原 子

加圧器水位は、１次冷却材の保有水量を、蒸気発生器広域水位及び蒸気発生器狭域水位は、
２次冷却材の保有水量を監視又は推定でき、蒸気発生器広域水位、蒸気発生器狭域水位、補助
給水流量及び復水タンク水位は蒸気発生器へ注水するための補助給水ポンプの作動状況を確認できる設計とする。

基準 1.2 の BWR への要求

炉 圧 力 ，原 子 炉 圧 力（ Ｓ Ａ ），高 圧 代 替 注 水 系 系 統 流 量 及 び サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル
水位を使用する。
原 子 炉 水 位（ 広 帯 域 ），原 子 炉 水 位（ 燃 料 域 ），原 子 炉 水 位（ Ｓ Ａ 広 帯 域 ）及 び 原
子炉水位（ＳＡ燃料域）は，原子炉の保有水量を監視又は推定できる設計とする。

具体的なパラメータは、以下のとおりとする。
・加圧器水位（6.4 計装設備（重大事故等対処設備））
・蒸気発生器広域水位（6.4

計装設備（重大事故等対処設備））

・蒸気発生器狭域水位（6.4

計装設備（重大事故等対処設備））

・補助給水流量（6.4

原子炉水位は，技術的能力審査

計装設備（重大事故等対処設備））

・復水タンク水位（6.4 計装設備（重大事故等対処設備））

原 子 炉 圧 力 及 び 原 子 炉 圧 力（ Ｓ Ａ ）は ，原 子 炉 圧 力 を 監 視 又 は 推 定 で き る 設 計 と する。
高 圧 代 替 注 水 系 系 統 流 量 及 び サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル 水 位 は ，原 子 炉 へ 注 水 す る ための常設高圧代替注水系ポンプの作動状況を確認できる設計とする。
具体的なパラメータは，以下のとおりとする。

設備の相違。

・ 原 子 炉 水 位 （ 広 帯 域 ） （ 6.4 計 装 設 備 （ 重 大 事 故 等 対 処 設 備 ） ）（先行 BWR 及び技術的能力との・ 原 子 炉 水 位 （ 燃 料 域 ） （ 6.4 計 装 設 備 （ 重 大 事 故 等 対 処 設 備 ） ）整合）・ 原 子 炉 水 位 （ Ｓ Ａ 広 帯 域 ） （ 6.4 計 装 設 備 （ 重 大 事 故 等 対 処 設 備 ） ）・ 原 子 炉 水 位 （ Ｓ Ａ 燃 料 域 ） （ 6.4 計 装 設 備 （ 重 大 事 故 等 対 処 設 備 ） ）・ サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 位 （ 6.4 計 装 設 備 （ 重 大 事 故 等 対 処 設 備 ） ）・ 原 子 炉 圧 力 （ 6.4 計 装 設 備 （ 重 大 事 故 等 対 処 設 備 ） ）5

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

・ 原 子 炉 圧 力 （ Ｓ Ａ ） （ 6.4 計 装 設 備 （ 重 大 事 故 等 対 処 設 備 ） ）・ 高 圧 代 替 注 水 系 系 統 流 量 （ 6.4 計 装 設 備 （ 重 大 事 故 等 対 処 設 備 ） ）(5)

事象進展抑制のために用いる設備

ほう酸注入系による原子炉へ

ａ．ほう酸水注入系による原子炉注水の注入は，技術的能力審査基準

常設高圧代替注水系ポンプ，原子炉隔離時冷却系ポンプ及び高圧炉心スプレイ系

1.2 の BWR への要求

ポンプの故障等により原子炉への高圧注水機能が喪失し，原子炉水位を維持できない場合の事象進展抑制のため，重大事故等対処設備（ほう酸水注入系による原子炉
注水）としてほう酸水注入ポンプ及びほう酸水貯蔵タンクを使用する。
ほう酸水貯蔵タンクを水源としたほう酸水注入ポンプは，ほう酸水注入系統を介してほう酸水貯蔵タンクの水を原子炉に注水することで，重大事故等の進展を抑制できる設計とする。
ほ う 酸 水 注 入 系 に よ る 原 子 炉 注 水 に つ い て は ， 「 6.8 緊 急 停 止 失 敗 時 に 発 電 用 原
子炉を未臨界にするための設備」に示す。
蓄圧タンク、蓄圧タンク出口弁、余熱除去ポンプ、余熱除去冷却器及びディーゼル発電機

原子炉隔離時冷却系ポンプ及び，高圧炉心スプレイ系ポンプは，設計基準事故対処

は、設計基準事故対処設備であるとともに、重大事故等時においても使用するため、「1.1.7

設 備 で あ る と と も に ， 重 大 事 故 等 時 に お い て も 使 用 す る た め ， 「 1.1.7 重 大 事 故 等 対

重大事故等対処設備に関する基本方針」に示す設計方針を適用する。ただし、多様性、位置的

処設備に関する基本方針」に示す設計方針を適用する。ただし，多様性及び位置的分分散等を考慮すべき対象の設計基準事故対処設備はないことから、「1.1.7

散 を 考 慮 す べ き 対 象 の 設 計 基 準 事 故 対 処 設 備 は な い こ と か ら ， 「 1.1.7 重 大 事 故 等 対

重大事故等対処

設備に関する基本方針」のうち多様性、位置的分散等の設計方針は適用しない。
ディーゼル発電機及び大容量空冷式発電機の詳細については、「10.2 代替電源設備」にて記載する。１次冷却設備を構成する蒸気発生器、1 次冷却材ポンプ、原子炉容器及び加圧器に処設備に関する基本方針」のうち多様性及び位置的分散の設計方針は適用しない。
サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル に つ い て は ， 「 9.12 重 大 事 故 等 の 収 束 に 必 要 と な る 水 の供給設備」に示す。

ついては、「5.1 １次冷却設備 5.1.2 重大事故等時」にて記載する。加圧器水位、蒸気発

原 子 炉 圧 力 容 器 に つ い て は ， 「 3.5 原 子 炉 圧 力 容 器 」 に 示 す 。

生器広域水位、蒸気発生器狭域水位、補助給水流量及び復水タンク水位の詳細については、

常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 ， 可 搬 型 代 替 低 圧 電 源 車 ， 緊 急 用 直 流 125V 系 蓄 電 池 ， 可 搬 型「6.4 計装設備（重大事故等対処設備）」にて記載する。

代 替 低 圧 電 源 車 ，可 搬 型 整 流 器 ，高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機，可 搬 型 設 備 用 軽 油
タ ン ク 及 び タ ン ク ロ ー リ に つ い て は ， 「 10.2 代 替 電 源 設 備 」 に 示す。
原 子 炉 水 位（ 広 帯 域 ），原 子 炉 水 位（ 燃 料 域 ），原 子 炉 水 位（ Ｓ Ａ 広 帯 域 ），原 子 炉
水 位（ Ｓ Ａ 燃 料 域 ），原 子 炉 圧 力 ，原 子 炉 圧 力（ Ｓ Ａ ），高 圧 代 替 注 水 系 系 統 流 量 及 び
サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 位 は ， 「 6.4 計 装 設 備 （ 重 大 事 故 等 対 処 設 備 ） 」 に 示 す 。
原子炉隔離時冷却系ポンプについては，「5.3 原子炉隔離時冷却系」に示す。
高圧炉心スプレイ系ポンプについては，「5.2 非常用炉心冷却系」に示す。

5.4.2.1 多様性、位置的分散
基本方針については、「1.1.7.1 多様性、位置的分散、悪影響防止等」に示す。

5.7.2.1

多様性，位置的分散

基 本 方 針 に つ い て は ， 「 1.1.7.1 多 様 性 ， 位 置 的 分 散 ， 悪 影 響 防 止 等 」 に 示 す 。

高圧注入ポンプ及び加圧器逃がし弁を使用した１次系のフィードアンドブリードは、電動設備の相違（PWR は、手段とし補助給水ポンプ、タービン動補助給水ポンプ及び主蒸気逃がし弁を使用した２次冷却系からて１次系の水源の燃料取替用の除熱と異なる冷却手段を用いることで、多様性を持つ設計とする。また、燃料取替用水タン

水タンクと２次系の水源の復6赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

クを水源とすることで、復水タンクを水源とする電動補助給水ポンプ、タービン動補助給水

水タンクを記載している。東二ポンプ及び主蒸気逃がし弁を使用した２次冷却系からの除熱に対して異なる水源を持つ設計

は、高圧時の水源はサプレッシとする。

ョン・プールのみであるため水高圧注入ポンプは、原子炉補助建屋内に設置し、加圧器逃がし弁は、原子炉格納容器内に設置し、燃料取替用水タンクは、燃料取替用水タンク建屋内に設置することで、原子炉周辺建屋

常 設 高 圧 代 替 注 水 系 ポ ン プ は ，蒸 気 タ ー ビ ン 駆 動 と す る こ と で ，電 動 機 駆 動 に よ る 高 圧源の記載なし）炉心スプレイ系ポンプに対し多様性を有する設計とする。

内の電動補助給水ポンプ、タービン動補助給水ポンプ、復水タンク及び主蒸気逃がし弁と位置的分散を図る設計とする。
タービン動補助給水ポンプの機能回復において、タービン動補助給水ポンプの蒸気加減弁

高圧代替注水系タービン止め弁は，高 圧 炉 心 ス プ レ イ 系 と 共 通 要 因 に よ っ て 同 時 に 機 能 をは、専用の工具を用いて手動で操作できる設計とし、タービン動補助給水ポンプの軸受油は、

損 な わ な い よ う 常 設 高 圧 代 替 電 源 装 置 ，可 搬 型 代 替 低 圧 電 源 車 又 は 緊 急 用 直 流 125V 系 蓄

専用の注油器を用いて人力で供給できる設計とする、タービン動補助給水ポンプ駆動蒸気入

電池から給電できる多様性を有する設計とする。また，中央制御室からの遠隔操作がで口弁は、ハンドルを設け、手動操作を可能とすることで、常設直流電源を用いた弁操作に対きない場合であっても，弁駆動部にハンドルを設け現場での人力操作を可能とすること

東２では多様性は「持たせる」

し、多様性を持つ設計とする。

で，電動駆動に対し多様性を有する設計とする。

ではなく「有する」で統一（条文と整合）。

電動補助給水ポンプの機能回復において、電動補助給水ポンプは、ディーゼル発電機に対して多様性を持った大容量空冷式発電機から給電できる設計とする。電源設備の多様性、位置的分散については、「10.2

代替電源設備」にて記載する。

主蒸気逃がし弁の機能回復において、主蒸気逃がし弁は、ハンドルを設けて手動操作を可能とすることで、空気作動に対し、多様性を持つ設計とする。
常 設 高 圧 代 替 注 水 系 ポ ン プ は ， 原 子 炉 建 屋 原 子 炉 棟 内 の 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 ポ ン プ 及 設置フロアは地下２階で同フロアだが，建屋壁で区画された別区画に設置

び 高 圧 炉 心 ス プ レ イ 系 ポ ン プ と 異 な る 区 画 に 設 置 す る こ と で ， 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 ポ ン する。
プ及び高圧炉心スプレイ系ポンプと位置的分散を図る設計とする。

高 圧 代 替 注 水 系 に よ る 原 子 炉 注 水 は ，サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル か ら 原 子 炉 へ 注 水 す る 原 可能な限り流路の独立性を確保していることを記載する方針。説明内容は

子 炉隔 離 時 冷却 系配 管と の合 流 部 ま で ，原 子 炉 隔 離 時冷 却系 ポン プ を 使 用 する 系統 に対 独立性の説明であるが，東２ではし て 可 能 な 限 り 多 様 性 を 有 す る 設 計 と す る 。ま た ，サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル か ら 原 子 炉 へ 「5.7.2.1 多様性，位置的分散」に記載する際の説明の語尾は「多様性を有

注 水 す る 高 圧 炉 心 ス プ レ イ 系 配 管 は 高 圧 代 替 注 水 系 と 異 な っ た 流 路 と し ， 高 圧 炉 心 ス プ する」又は「位置的分散を図る」で統レイ系ポンプを使用する系統に対して可能な限り多様性を有する設計とする。

一する。

常設高圧代替注水系ポンプのタービンを駆動させるための蒸気と原子炉隔離時冷却系
ポンプのタービンを駆動させるための蒸気は，共通の配管から分岐することで可能な限り多様性を有する設計とする。
常 設 高 圧 代 替 注 水 系 ポ ン プ は ， 冷 却 を 自 己 冷 却 と す る こ と で ， 高 圧 炉 心 ス プ レ イ 系 デ 東二はポンプの冷却手段の多様性も記載する方針としている。
（先行 BWRィ ー ゼ ル 発 電 機 用 海 水 ポ ン プ に よ り 冷 却 す る 高 圧 炉 心 ス プ レ イ 系 ポ ン プ 及 び 自 己 冷 却 で と同様の記載）ある原子炉隔離時冷却系ポンプに対して多様性を有する設計とする。

7

自己冷却と自己冷却は，外部サポートの観点からそれぞれ独立性を有することから，記載上の上記ルールに従い「多様性を有する」としている。

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
5.4.2.2 悪影響防止

東海第二発電所

備考

5.7.2.2 悪影響防止

基本方針については、「1.1.7.1 多様性、位置的分散、悪影響防止等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

１ 次 系 の フ ィ ー ド ア ン ド ブ リ ー ド に 使 用 す る高 圧 注 入 ポ ン プ 、 加 圧 器 逃 が し 弁、

高 圧 代 替 注 水 系 に よ る 原 子 炉 注 水 に使用する常設高圧代替注水系ポンプは，通常待機時は隔 （先行 BWR 及び技術的能力との設備の相違。

燃 料 取 替 用 水 タ ン ク 、 蓄 圧 タ ン ク 、 蓄 圧 タ ンク 出 口 弁 、 余 熱 除 去 ポ ン プ 及 び 余 熱 除離弁により他の系統と隔離し，重大事故等時に弁操作等により重大事故等対処設備としての系統構 整合）

去 冷 却器 は、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備と成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

して使用することで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
タービン動補助給水ポンプの機能回復に使用するタービン動補助給水ポンプ、タービン動補助給水ポンプ駆動蒸気入口弁、復水タンク及び蒸気発生器は、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
電動補助給水ポンプの機能回復に使用する電動補助給水ポンプ、復水タンク及び蒸気発生

原子炉隔離時冷却系による原子炉注水に使用する原子炉隔離時冷却系ポンプは，設計基準事故対処設備として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
高圧炉心スプレイ系による原子炉注水に使用する高圧炉心スプレイ系ポンプは，設計基準事故対処設備として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

器は、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
主蒸気逃がし弁の機能回復に使用する主蒸気逃がし弁は、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
5.4.2.3 容 量 等

5.7.2.3 容 量 等

基本方針については、「1.1.7.2 容量等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

設備の相違。

２次冷却系からの除熱機能が喪失した場合における１次系のフィードアンドブリードとし

高圧代替注水系による原子炉注水として使用する常設高圧代替注水系ポンプは，原子炉を冷却（先行 BWR 及び技術的能力とのて使用する高圧注入ポンプ及び燃料取替用水タンクは、設計基準事故時のほう酸水を１次系し，炉心の著しい損傷を防止するために必要な原子炉注水量に対して十分なポンプ流量を確保でき 整合）へ注入する機能と兼用しており、設計基準事故時に使用する場合のポンプ流量及びタンク容る設計とする。

量が、炉心崩壊熱により加熱された１次冷却系統を冷却するために必要なポンプ流量及びタンク容量に対して十分であるため、設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
２次冷却系からの除熱機能が喪失した場合における１次系のフィードアンドブリードとし

原子炉隔離時冷却系による原子炉注水として使用する原子炉隔離時冷却系ポンプは，設計基準事故時に使用する場合のポンプ流量が，原子炉を冷却し，炉心の著しい損傷を防止するために必要な原子炉注水量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。

て使用する加圧器逃がし弁は、設計基準事故時の１次系の減圧機能と兼用しており、設計基

高圧炉心スプレイ系による原子炉注水として使用する高圧炉心スプレイ系ポンプは，設計基準事

準事故時に使用する場合の弁放出流量が、炉心崩壊熱により加熱された１次冷却系統を冷却故時に使用する場合のポンプ流量が，原子炉を冷却し，炉心の著しい損傷を防止するために必要なするために必要な弁放出流量に対して十分であるため、設計基準事故対処設備と同仕様で設

原子炉注水量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。

計する。
２次冷却系からの除熱機能が喪失した場合における１次系のフィードアンドブリードとして使用する蓄圧タンクは、設計基準事故時の蓄圧注入系の機能と兼用しており、設計基準事故時に使用する場合の保持圧力及びタンク容量が、炉心崩壊熱により加熱された１次冷却系
統を冷却するために必要な保持圧力及びタンク容量に対して十分であるため、設計基準事故
対処設備と同仕様で設計する。
１次系のフィードアンドブリード継続により１次系の圧力及び温度が低下し余熱除去設備が使用可能となれば余熱除去系による冷却を開始する余熱除去系として使用する余熱除去ポ8赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

ンプ及び余熱除去冷却器は、設計基準事故時の余熱除去系による冷却機能と兼用しており、設計基準事故時に使用する場合のポンプ流量及び伝熱容量が、炉心崩壊熱により加熱された
1 次冷却系統を冷却するために必要なポンプ流量及び伝熱容量に対して十分であるため、設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
２次冷却系からの除熱に使用するタービン動補助給水ポンプ、電動補助給水ポンプ、主蒸
気逃がし弁及び蒸気発生器は、設計基準事故時の蒸気発生器２次側による冷却機能と兼用しており、設計基準事故時に使用する場合のポンプ流量、弁放出流量及び伝熱容量が、炉心崩壊
熱により加熱された１次冷却系統を冷却するために必要なポンプ流量、弁放出流量及び伝熱容量に対して十分であるため、設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
2 次冷却系からの除熱に使用する復水タンクは、蒸気発生器への給水量に対し、淡水又は海水を補給するまでの間、水源を確保できる十分なタンク容量を有する設計とする。
5.4.2.4 環境条件等

5.7.2.4 環境条件等

基本方針については、「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

高圧注入ポンプは、原子炉補助建屋内に設置し、重大事故等時における環境条件を考慮し常設高圧代替注水系ポンプ，高圧代替注水系タービン止め弁，原子炉隔離時冷却系ポンプ及び高 設備の相違。

た設計とする。
高圧注入ポンプの操作は中央制御室で可能な設計とする。

圧炉心スプレイ系ポンプは，原子炉建屋原子炉棟内に設置し，重大事故等時における原子炉建屋原 （先行 BWR 及び技術的能力との子炉棟内の環境条件を考慮した設計とする。

加圧器逃がし弁、蓄圧タンク、蓄圧タンク出口弁及び蒸気発生器は、原子炉格納容器内に設

原子炉隔離時冷却系ポンプは，原子炉建屋原子炉棟内に設置し，インターフェイスシステム LOCA

置し、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。加圧器逃がし弁及び蓄圧タン時に使用する設備であるため，これらの環境影響を受けない区画に設置するか又はこれらの事象がク出口弁の操作は中央制御室で可能な設計とする。

発生した場合の環境条件の変化を考慮した設計とする。

燃料取替用水タンクは、燃料取替用水タンク建屋内に設置し、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
余熱除去ポンプ及び余熱除去冷却器は、原子炉補助建屋内に設置し、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。また、インターフェイスシステム LOCA 時及び蒸気発生器

常設高圧代替注水系ポンプ，高圧代替注水系タービン止め弁，原子炉隔離時冷却系ポンプ及び高圧炉心スプレイ系ポンプは，中央制御室から操作が可能な設計とする。
また，中央制御室からの操作により高圧代替注水系が起動できない場合において，設置場所において人力により操作が可能な設計とする。

伝熱管破損時に破損側蒸気発生器の隔離に失敗する事故時に使用する設備であるため、これらの環境影響を受けない区画に設置するか又はこれらの事象が発生した場合の環境条件の変化を考慮した設計とする。
余熱除去ポンプの操作は中央制御室で可能な設計とする。
タービン動補助給水ポンプ、タービン動補助給水ポンプ駆動蒸気入口弁、復水タンク、電動
補助給水ポンプ及び主蒸気逃がし弁は、原子炉周辺建屋内に設置し、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
タービン動補助給水ポンプ及びタービン動補助給水ポンプ駆動蒸気入口弁の操作は設置場所で可能な設計とする。
電動補助給水ポンプの操作は中央制御室で可能な設計とする。
手動ハンドルによる主蒸気逃がし弁の操作は設置場所で可能な設計とする。
タービン動補助給水ポンプ、復水タンク、蒸気発生器及び電動補助給水ポンプは、淡水だけ

9整合）

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

でなく海水も使用することから、海水影響を考慮した設計とする。
5.4.2.5 操作性の確保

5.7.2.5 操作性の確保

基本方針については、「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

高圧注入ポンプ、加圧器逃がし弁、燃料取替用水タンク、蓄圧タンク、蓄圧タンク出口弁、

常設高圧代替注水系ポンプ，高圧代替注水系タービン止め弁及びサプレッション・プールを使用 設備の相違。

余熱除去ポンプ及び余熱除去冷却器を使用した１次系のフィードアンドブリードを行う系統

する常設高圧代替注水系による原子炉注水を行う系統は，重大事故等時において，通常待機時の系 （先行 BWR 及び技術的能力とのは、重大事故等が発生した場合でも、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成

統から弁操作等にて速やかに系統構成できる設計とする。

で重大事故等対処設備として使用する設計とする。高圧注入ポンプ、加圧器逃がし弁、蓄圧タ

常設高圧代替注水系ポンプは，本来の目的以外には使用しないことから，第43 条の方針に従い，切替えではなく操作（系統構成）とする。

ンク出口弁及び余熱除去ポンプは、中央制御室の制御盤の操作スイッチでの操作が可能な設計とする。
タービン動補助給水ポンプ、タービン動補助給水ポンプ駆動蒸気入口弁、復水タンク及び整合）

常設高圧代替注水系ポンプ，高圧代替注水系タービン止め弁は，中央制御室の制御盤のスイッチ

蒸気発生器を使用したタービン動補助給水ポンプの機能回復を行う系統は、重大事故等が発により操作が可能な設計とする。また，高圧代替注水系タービン止め弁は，設置場所にて人力によ 東２は「操作スイッチ」の表現は使用

生した場合でも、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設り確実に操作できる設計とする。

せず，スイッチとする。「スイッチ操作」は使用する。

備として使用する設計とする。
タービン動補助給水ポンプは、現場での人力による専用の工具を用いた蒸気加減弁の操作

原子炉隔離時冷却系ポンプ及びサプレッション・プールを使用する原子炉隔離時冷却系による原及び専用の注油器によるタービン動補助給水ポンプ軸受への油供給と、人力によるタービン

子炉注水を行う系統は，重大事故等時において，設計基準事故対処設備として使用する場合と同じ

動補助給水ポンプ駆動蒸気入口弁の操作により起動が可能な設計とする。専用工具及び注油

系統構成で使用する設計とする。

器は、作業場所近傍又はアクセスルート近傍に保管する。タービン動補助給水ポンプ駆動蒸東２は「重大事故等が発生」等の表現は使用せず，「重大事故等時」で統一す
原子炉隔離時冷却系ポンプは，中央制御室の制御盤のスイッチにより操作が可能な設計とする。 る。

気入口弁は、現場操作も可能となるように手動ハンドルを設け、現場で人力により確実に操作できる設計とする。
電動補助給水ポンプ、復水タンク及び蒸気発生器を使用した電動補助給水ポンプの機能回復を行う系統は、重大事故等が発生した場合でも、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。電動補助給水ポンプは、中高圧炉心スプレイ系ポンプ及びサプレッション・プールを使用する高圧炉心スプレイ系による原子炉注水を行う系統は，重大事故等時において，設計基準事故対処設備として使用する場合と同じ系統構成で使用する設計とする。
高圧炉心スプレイ系ポンプは，中央制御室の制御盤のスイッチにより操作が可能な設計とする。

央制御室の制御盤の操作スイッチでの操作が可能な設計とする。
主蒸気逃がし弁を使用した主蒸気逃がし弁の機能回復を行う系統は、重大事故等が発生した場合でも、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。また、主蒸気逃がし弁は、現場操作も可能となるように手動ハンド

5.7.3 主要設備及び仕様
原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備の主要設備及び仕様
を第 5.7−1 表に示す。

ルを設け、現場で人力により確実に操作できる設計とする。
5.7.4 試験検査
5.4.3 主要設備及び仕様
原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備の主要設備及び仕様を第 5.4.1 表に示す。
5.4.4 試験検査
基本方針については、「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
１次系のフィードアンドブリードに使用する高圧注入ポンプ、加圧器逃がし弁、燃料取替用基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
高圧代替注水系による原子炉注水に使用する常設高圧代替注水系ポンプ及び高圧代替注水系タービン止め弁は，原子炉の運転中又は停止中に，他系統と独立した試験系統により機能・性能及設備の相違。

び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。

（先行 BWR 及び技術的能力との高圧代替注水系タービン止め弁は，原子炉の運転中又は停止中に開閉動作確認が可能な設計とする。

整合）
東二の記載方針として、検査実

常設高圧代替注水系ポンプ及び高圧代替注水系タービン止め弁は，原子炉の停止中に分解が可

10

施時期を記載する。

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
水タンク、蓄圧タンク、蓄圧タンク出口弁、余熱除去ポンプ及び余熱除去冷却器は、他系統と独立した試験系統又は通常時の系統構成により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。

東海第二発電所
能な設計とする。
原子炉隔離時冷却系による原子炉注水に使用する原子炉隔離時冷却系ポンプは，原子炉の運転中又は停止中に他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設

高圧注入ポンプ、加圧器逃がし弁、蓄圧タンク出口弁及び余熱除去ポンプは、分解が可能な設
計とする。

計とする。
原子炉隔離時冷却系ポンプは，原子炉の停止中に分解が可能な設計とする。

燃料取替用水タンク及び蓄圧タンクは、内部の確認が可能なように、マンホールを設ける設計とする。

高圧炉心スプレイ系による原子炉注水に使用する高圧炉心スプレイ系ポンプは，原子炉の運転中又は停止中に他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設

燃料取替用水タンク及び蓄圧タンクは、ほう素濃度及び有効水量が確認できる設計とする、余熱除去冷却器は、内部の確認が可能なように、マンホールを設ける設計とする。また、伝熱管計とする。
高圧炉心スプレイ系ポンプは，原子炉の停止中に分解が可能な設計とする。

の非破壊検査が可能なように、試験装置を設置できる設計とする。
タービン動補助給水ポンプの機能回復に使用するタービン動補助給水ポンプ、タービン動補
助給水ポンプ駆動蒸気入口弁、復水タンク及び蒸気発生器は、他系統と独立した試験系統又は通常時の系統構成により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
タービン動補助給水ポンプ及びタービン動補助給水ポンプ駆動蒸気入口弁は、分解が可能な設計とする。
復水タンク及び蒸気発生器は、内部の確認が可能なように、マンホールを設ける設計とする。
蒸気発生器は、伝熱管の非破壊検査が可能なように、試験装置を設置できる設計とする。
電動補助給水ポンプの機能回復に使用する電動補助給水ポンプ、復水タンク及び蒸気発生器
は、他系統と独立した試験系統又は通常時の系統構成により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
電動補助給水ポンプは、分解が可能な設計とする。
主蒸気逃がし弁の機能回復に使用する主蒸気逃がし弁は、他系統と独立した試験系統又は通常時の系統構成により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
主蒸気逃がし弁は、分解が可能な設計とする。
第 5.4.1 表 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備（常設）の設備仕様

第 5.7−1 表 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備（常設）の設備仕様（1） 高圧注入ポンプ(1) 常設高圧代替注水系ポンプ兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・高圧注入系

・原子炉圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

型

式

うず巻形

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

個

数

1

・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

容量

約 136m３／h

程約 882m

型

式

うず巻式

全

台

数

２

最高使用圧力揚1110.35MPa[gage]

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

約 320m３／h（１台当たり）最高使用温度

120℃

最高使用圧力16.7MPa［gage］

材

ステンレス鋼最高使用温度150℃

揚約 960m

容

量

程

接液部材料

ステンレス鋼(2)

料

高圧代替注水系タービン止め弁兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備（2） 加圧器逃がし弁

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備兼用する設備は以下のとおり。

型

式

電気作動

・１次冷却設備（通常運転時等）

個

数

1

・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

最高使用圧力8.62MPa[gage]

・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

最高使用温度302℃

・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備

材

炭素鋼

型

式

空気作動式

個

数

２

最高使用圧力(3) 原子炉隔離時冷却系ポンプ

17.16MPa［gage］

兼用する設備は以下のとおり。

約 19.6MPa［gage］（重大事故等時における使用時の値）

・原子炉隔離時冷却系

360℃

・原子炉圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

約 365℃（重大事故等時における使用時の値）

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

最高使用温度
吹出容量

料

約 95t／h（１個当たり）型

式

横置多段うず巻き形

ステンレス鋼

個

数

1

容

量

約 142m３／h

程約 869m〜約 186m

兼用する設備は以下のとおり。

最高使用圧力10.35MPa[gage]・高圧注入系

最高使用温度

77℃

・低圧注入系

材

炭素鋼

材

料

（3） 燃料取替用水タンク

全

揚

料

・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備・原子炉冷却材
圧力バウンダリを減圧するための設備(4) 高圧炉心スプレイ系ポンプ

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備兼用する設備は以下のとおり。

・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備

・非常用炉心冷却系

・原子炉格納容器スプレイ設備

・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

型

式

多段たて形式

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

個

数

1

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

容量

約 1440t／h

・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

全程

約 257m・火災防護設備

最高使用圧力10.69MPa[gage]

最高使用温度100℃

型

式

たて置円筒型

揚12

備考

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
基
容

数
量

１

東海第二発電所
材

料

鋳鋼

３

約 2,100m

最高使用圧力大気圧

最高使用温度95℃兼用する設備は以下のとおり。

ほう素濃度

3,100ppm 以上

・原子炉格納施設

材

ステンレス鋼・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

設 置 高 さEL.0.Om

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

距

約 70m（３号炉心より）・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

料離(5) サプレッション・プール

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備（4） 蓄圧タンク

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備兼用する設備は以下のとおり。

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

・蓄圧注入系

・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

個

数

1

量

約 3,400m３

型

式

たて置円筒型容基数

４

最高使用圧力

0.62MPa〔gage〕

約 38m （１基当たり）最高使用温度

200℃

最高使用圧力4.9MPa［gage］

材

炭素鋼

最高使用温度

150℃

加圧ガス圧力約 4.4MPa［gage］

運 転 温 度

約 49℃

兼用する設備は以下のとおり。

ほう素濃度

3,100ppm 以上

・ほう酸水注入系材

炭素鋼（ステンレス内張り）

・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備

容

量

３

料

料

(6) ほう酸水注入ポンプ

・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備（5） 蓄圧タンク出口弁

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備兼用する設備は以下のとおり。

種類

水平3連プランジャポンプ

・蓄圧注入系個数

1（予備1）

・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

容量9.78m３／h

程

870m

型

式

電気交流作動式

全

個

数

４

最高使用圧力9.66MPa[gage]

最高使用圧力17.16MPa［gage］

最高使用温度

66℃

最高使用温度

150℃

材

ステンレス鋼材

ステンレス鋼料

揚料(7) ほう酸水貯蔵タンク（6） 余熱除去ポンプ兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・ほう酸水注入系

・余熱除去設備

・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備

13

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

・低圧注入系

・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

種

類

円筒縦型

型

式

うず巻式

個

数

1

台

数

２

容

量

19.5m３

容量

約 680m３／h（１台当たり）

最高使用圧力静水頭（余熱除去運転時）最高使用温度

66℃

約 1,020m３／h（１台当たり）材

ステンレス鋼料（安全注入時及び再循環時）
最高使用圧力4.5MPa［gage］

最高使用温度200℃

揚約 107m（余熱除去運転時）

程約 91m（安全注入時及び再循環時）
本 体 材 料ステンレス鋼（7） 余熱除去冷却器兼用する設備は以下のとおり。
・余熱除去設備・低圧注入系
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
型

式

横置Ｕ宇管式基数

２

伝 熱 容 量

約 10.8MW（１基当たり）最高使用圧力管

側4.5MPa［gage］

胴側1.4MPa［gage］

最高使用温度
管

側

200℃

胴

側

95℃

材

料

管

側

ステンレス鋼

胴

側

炭素鋼

14

備考

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所（8） タービン動補助給水ポンプ
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・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低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・給水設備
・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
型

式

うず巻式（蒸気加減弁付）

台

数

１

容

量

約 250m３／h

揚程

約 950m

本 体 材 料合金鋼

（9） タービン動補助給水ポンプ駆動蒸気入口弁兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
・給水設備
型

式

電気直流作動式

個数

２

最高使用圧力8.17MPa［gage］
約 8.8MPa［gage］（重大事故等時における使用時の値）

最高使用温度

298℃
約 349℃（重大事故等時における使用時の値）

本 体 材 料

炭素鋼（10） 復水タンク兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・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低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・２次系補給水設備
・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

15

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
型式

たて置円筒型

基

数

１

容

量

約 1,200m３

本 体 材 料

炭素鋼

設 置 高 さEL.＋11.3m

距

約 40m（３号炉心より）

離（11） 蒸気発生器兼用する設備は以下のとおり。
・１次冷却設備(通常運転時等)
・１次冷却設備(重大事故等時)
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・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低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
型

式

たて置Ｕ字管式熱交換器型

基

数

４

胴側最高使用圧力

8.17MPa［gage］
約 8.8MPa［gage］（重大事故等時における使用時の値）

管側最高使用圧力17.16MPa［gage］
約 19.6MPa［gage］（重大事故等時における使用時の値）

１次冷却材流量約 15,000t／h（1 基当たり）

主蒸気運転圧力（定格出力時）

約 6.03MPa［gage］

主蒸気運転温度（定格出力時）

約 277℃

蒸気発生量（定格出力時）

約 1,690t／h（１基当たり）

出口蒸気湿分

0.25wt％以下

伝 熱 面 積約 4,870m２（１基当たり）

伝

熱

管

本

数

3,382（１基当たり）

外径

約 22.2mm

厚さ

約 1.3mm

胴部外形

16

備考

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
上部

約 4.5m下部

約 3.4m

全

高

約 21m

材

東海第二発電所

料

本

体

低合金鋼及び低合金鍛鋼

伝熱 管

ニッケル・クロム・鉄合金

管板肉盛り

ニッケル・クロム・鉄合金

水室肉盛り

ステンレス鋼（12） 電動補助給水ポンプ
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・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低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・給水設備
・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
型

式

うず巻式

台

数

２

容

量

約 140m３／h（１台当たり）

揚程

約 950m機

約 650kW（１台当たり）

電動

本 体 材 料合金鋼（13） 主蒸気逃がし弁
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・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低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・主蒸気系統設備
・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
型

式

空気作動式

個

数

４

口

径

６B

容

量

約 177t／h（１個当たり）17

備考

玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉
最高使用圧力赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応
東海第二発電所

8.17MPa［gage］
約 8.8MPa［gage］(重大事故等時における使用時の値)

最高使用温度

298℃
約 349℃（重大事故等時における使用時の値）

本 体 材 料

炭素鋼

第 5.7−1 図 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
系統概要図（1）（高圧代替注水系による原子炉注水）

18

備考玄海原子力発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

第 5.7−2 図 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
系統概要図（2）（原子炉隔離時冷却系による原子炉注水）

19

備考

玄海原子力発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

第 5.7−3 図 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
系統概要図（3）（高圧炉心スプレイ系による原子炉注水）

20

備考玄海原子力発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

第 5.7−4 図 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
系統概要図（4）（ほう酸水注入系による原子炉注水）21

備考

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

22

備考

東海第二−玄海３／４補足資料比較表

東二

東二
資料
の有
無

45条
45-1 ＳＡ設備基準適合性 一覧表なし
45-2 配置図なし
なし
なし
45-3 試験・検査説明資料
45-4 系統図
45-5 容量設定根拠45-6 ＳＡバウンダリ系統図（参考図）
45-7 現場での人力によるタービン動補助給水ポンプの起動

45-1 ＳＡ設備基準適合性 一覧表
45-2 電源構成図
45-3 配置図
45-3-1 構内全体配置図
45-3-2 高圧代替注水系に係る機器配置図
45-4 系統図
45-5 試験及び検査−
45-6 容量設定根拠
−
−

有
−
有
−
−
有
有
−
有
無
無

−
−
−
−
−
−
−
−
−
要
否

45-8 蒸気発生器２次側への給水時の水源の選定および海水注入時の影響評価

−

無

否

45-7 その他の原子炉冷却時圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備について45-8 原子炉隔離時冷却系蒸気加減弁(HO弁)に関する説明書

−

−

−

−

−

−

玄海３／４号

なし
なし

採用
要否

要否理由・記載方針

−
−
−
−
−
−
−
−
−
作成済
東二では45-7に含まれている。
東海第二では海水は淡水枯渇時のみ期待する。
有効性評価においても淡水のみで有効性が確認できている。

3.3 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備【46 条】

基準適合への対応状況

玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

5. 原子炉冷却系統施設
5.5 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

5.8 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

5.5.1 概要

5.8.1 概要

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 ・PWR との全体的な比較

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

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 PWR とは設備の相違により対応手段が異なる。

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を設置及び保管するため，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を設置及び保

る。

管する。

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備の概略系統図を第 5.5.1 図から第 5.5.5 図に示す。

・BWR 特有の設備

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備の系統概要図を第 5.8−1 図から第 5.8−3 逃がし安全弁は，バネ式安全弁に外部からの強制開図に示す。

放を行うための空気式のアクチュエータが取付けられた構造。

5.5.2 設計方針

5.8.2 設計方針
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，原子炉冷却材圧力バウンダリが高 ・先行 PWR 電力との記載方針の相違
圧時に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の設備として逃がし安全弁を 設計方針については，可能な限り記載する方針とし設ける。

（1） フロントライン系故障時に用いる設備
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、１次冷却系統の減圧のための設備及た。

(1) フロントライン系故障時に用いる設備
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，逃がし安全弁の自動減圧機能（以 ・先行 BWR 電力との比較

び１次冷却系統の減圧と併せて原子炉を冷却するための設備として以下の重大事故等対処設備（１下「自動減圧系」という。
）が故障により原子炉の自動での減圧ができない場合を想定した原子 (1)フロントライン系に用いる設備について，先行

次系のフィードアンドブリード）を設ける。また、２次冷却系からの除熱を用いた１次冷却系統の炉減圧の自動化のための設備として，重大事故等対処設備（原子炉減圧の自動化）及び逃がし BWR 電力と記載方針や表現は異なるが，対応手段に減圧のための設備として以下の重大事故等対処設備（蒸気発生器２次側による炉心冷却（注水）及安全弁の手動操作による原子炉減圧のための設備として重大事故等対処設備（手動による原子 実質的な相違はない。

び蒸気発生器２次側による炉心冷却（蒸気放出））を設ける。

炉減圧）を設ける。

a. １次系のフィードアンドブリード

a． 原子炉減圧の自動化

電動補助給水ポンプ及びタービン動補助給水ポンプ、復水タンク又は主蒸気逃がし弁の故障等に自動減圧系が，故障により原子炉の自動での減圧ができない場合の重大事故等対処設備（原より２次冷却系からの除熱を用いた１次冷却系統の減圧機能が喪失した場合の重大事故等対処設

子炉減圧の自動化）として，過渡時自動減圧機能及び逃がし安全弁（過渡時自動減圧機能）備（１次系のフィードアンドブリード）として、１次冷却設備の加圧器逃がし弁並びに非常用炉心を使用する。

冷却設備のうち高圧注入系の高圧注入ポンプ及び燃料取替用水タンクを使用する。

逃がし安全弁（過渡時自動減圧機能）は，過渡時自動減圧機能からの信号により，自動減加圧器逃がし弁は、開操作することにより１次冷却系統を減圧できる設計とする。また、燃料取

圧機能用アキュムレータに蓄圧された窒素を逃がし安全弁（自動減圧機能）に供給すること

替用水タンクを水源とした高圧注入ポンプは、炉心へほう酸水を注入することで１次冷却系統をフで作動し，蒸気を排気管によりサプレッション・チェンバのプール水面下に導き凝縮させるィードアンドブリードできる設計とする。

ことで，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧できる設計とする。

具体的な設備は、以下のとおりとする。

具体的な設備は，以下のとおりとする。

・加圧器逃がし弁・過渡時自動減圧機能（6.8 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備）

・先行 PWR 電力との記載方針の相違

・高圧注入ポンプ・逃がし安全弁（過渡時自動減圧機能）

具体的な設備の過渡時自動減圧機能は，BWR の設備・燃料取替用水タンク

・自動減圧機能用アキュムレータ

区分に合わせて整理して，6.8 に示すこととしてい

その他、設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機並びに１次冷却設備の蒸気発生器、１次冷却材ポンプ、原子炉容器及び加圧器を重大事故等対処設備として使用する。

る。
（先行 BWR 電力も同様）

本系統の流路として，主蒸気配管及びクエンチャを重大事故等対処設備として使用する。

1／27

玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

b. 蒸気発生器２次側による炉心冷却（注水）
加圧器逃がし弁の故障により１次冷却系統の減圧機能が喪失した場合の重大事故等対処設備（蒸気発生器２次側による炉心冷却（注水））として、給水設備の電動補助給水ポンプ及びタービン動

その他，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備の非常用ディーゼル発電機を重 ・具体的な設備の説明
大事故等対処設備として使用する。

自動減圧機能用アキュムレータは，過渡時自動減圧

補助給水ポンプ並びに１次冷却設備の蒸気発生器並びに２次系補給水設備の復水タンクを使用す機能による逃がし安全弁の作動の際，アキュムレーる。

タの蓄圧能力に期待することから具体的な設備に

復水タンクを水源とした電動補助給水ポンプ又はタービン動補助給水ポンプは、蒸気発生器へ給記載する。

水し、主蒸気逃がし弁を開操作することで、２次冷却系からの除熱により１次冷却系統を減圧できる設計とする。

・先行 BWR 電力との記載方針の相違

具体的な設備は、以下のとおりとする。

起動阻止スイッチは第 44 条設備で示しているため，・電動補助給水ポンプ

具体的な設備への記載はない。

・タービン動補助給水ポンプ
・蒸気発生器・復水タンク
その他、設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機を重大事故等対処設備として使用する。

b． 手動による原子炉減圧
自動減圧系が，故障により原子炉の自動での減圧ができない場合の重大事故等対処設備（手動による原子炉減圧）として，逃がし安全弁（自動減圧機能）を手動により作動させて使用する。
逃がし安全弁（自動減圧機能）は，中央制御室から開操作することにより，自動減圧機能 ・逃がし安全弁の作動個数の表し方について

c. 蒸気発生器２次側による炉心冷却（蒸気放出）
加圧器逃がし弁の故障により１次冷却系統の減圧機能が喪失した場合の重大事故等対処設備（蒸気発生器２次側による炉心冷却（蒸気放出））として、主蒸気系統設備の主蒸気逃がし弁を使用する。

用アキュムレータに蓄圧された窒素を逃がし安全弁（自動減圧機能）に供給することで作動 逃がし安全弁（自動減圧機能）の作動個数についてし，蒸気を排気管によりサプレッション・チェンバのプール水面下に導き凝縮させることで， 記載がない場合は，全数（7 個）を対象としている。
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。

・先行 BWR 電力との設備設計の相違

・逃がし安全弁（自動減圧機能）

先行 BWR 電力とは，逃がし安全弁への窒素供給系統

・自動減圧機能用アキュムレータ

の構成が異なるため，減圧に対応する逃がし安全弁

具体的な設備は、以下のとおりとする。

・所内常設直流電源設備（10.2 代替電源設備）

数の個数が異なる。

・主蒸気逃がし弁・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

東二は自動減圧機能用アキュムレータ７個に窒素・常設代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）

供給することで，逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個・可搬型代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）を作動させる。

主蒸気逃がし弁を開操作することで、２次冷却系からの除熱により１次冷却系統を減圧できる設計とする。

先行電力は自動減圧機能用アキュムレータ 8 個及び本系統の流路として，主蒸気配管及びクエンチャを重大事故等対処設備として使用する。

逃がし弁機能用アキュムレータ 18 個に窒素供給することで，逃がし安全弁 18 個を作動させる。

・具体的な設備の説明
自動減圧機能用アキュムレータは，自動減圧失敗の時の手動減圧の際，アキュムレータの蓄圧能力に期待することから具体的な設備に記載する。

2／27

玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉（2） サポート系故障時に用いる設備

東海第二発電所(2) サポート系故障時に用いる設備

備考
・先行 BWR 電力との比較
a．常設直流電源系統喪失時の減圧について，先行a. タービン動補助給水ポンプの機能回復
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、タービン動補助給水ポンプの機能回

a． 常設直流電源系統喪失時の減圧

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（自動減圧機能） 実質的な相違はない。

復のための設備として以下の重大事故等対処設備（タービン動補助給水ポンプの機能回復）を設けの機能回復のための設備として，重大事故等対処設備（常設代替直流電源設備による逃がしる。

安全弁機能回復，可搬型代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復及び逃がし安全弁用

常設直流電源系統が喪失した場合を想定した重大事故等対処設備（タービン動補助給水ポンプの可搬型蓄電池による逃がし安全弁機能回復）を設ける。

機能回復）として、タービン動補助給水ポンプの蒸気加減弁及びタービン動補助給水ポンプ駆動蒸気入口弁を使用する。
タービン動補助給水ポンプは、現場での人力による専用の工具を用いたタービン動補助給水ポン
プの蒸気加減弁の操作、専用の注油器による軸受油供給及び人力によるタービン動補助給水ポンプ
駆動蒸気入口弁の操作により機能を回復できる設計とする。

BWR 電力と記載方針や表現は異なるが，対応手段に・先行 BWR 電力との対応手段の相違
常設代替直流電源設備による機能回復は，基準規則(a) 常設代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復

46 条に適合するものではないが，重大事故等対処設

所内常設直流電源設備が喪失した場合を想定した重大事故等対処設備（常設代替直流電 備として設計しており，機能回復手段として有効で源設備による逃がし安全弁機能回復）として，常設代替直流電源設備を使用する。

あることから記載している。
（東海第二特有の設備）

常設代替直流電源設備は，逃がし安全弁（自動減圧機能）の自動減圧系用電磁弁に給電

具体的な設備は、以下のとおりとする。

し，逃がし安全弁（自動減圧機能）を作動させることで原子炉冷却材圧力バウンダリを減 ・補足説明

・タービン動補助給水ポンプ（蒸気加減弁付）

圧できる設計とする。

・タービン動補助給水ポンプ駆動蒸気入口弁

具体的な設備は，以下のとおりとする。

常設代替直流電源設備の給電範囲を資料に反映した。

・常設代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）
b. 電動補助給水ポンプの機能回復

・逃がし安全弁（自動減圧機能）

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、電動補助給水ポンプの機能回復のた・先行 BWR 電力との記載方針の相違

めの設備として以下の重大事故等対処設備（電動補助給水ポンプの機能回復）を設ける。

具体的な設備の逃がし安全弁は，作動に中央制御室

全交流動力電源が喪失した場合を想定した重大事故等対処設備（電動補助給水ポンプの機能回での操作が必要であることから，逃がし安全弁（自復）として、代替電源設備の大容量空冷式発電機を使用する。

動減圧機能）具体的な設備に記載する。

電動補助給水ポンプは、大容量空冷式発電機より給電することで機能を回復できる設計とする。
具体的な設備は、以下のとおりとする。

・先行 BWR 電力との記載方針の相違

・大容量空冷式発電機（10.2 代替電源設備）

具体的な設備の代替電源は，系統名までの記載とし

その他、設計基準事故対処設備である給水設備の電動補助給水ポンプを重大事故等対処設備としており電源切替盤等，個々の設備名は記載しない。

て使用する。
c. 主蒸気逃がし弁の機能回復
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、主蒸気逃がし弁の機能回復のための設備で可搬型コンプレッサー又は窒素ボンベ等と同等以上の効果を有する措置として以下の重大事故等対処設備（主蒸気逃がし弁の機能回復）を設ける。
全交流動力電源喪失又は常設直流電源系統が喪失した場合を想定した重大事故等対処設備（主蒸
気逃がし弁の機能回復）として、主蒸気系統設備の主蒸気逃がし弁を使用する。
主蒸気逃がし弁は、人力操作により、現場における可搬型コンプレッサー又は窒素ボンベ等の接(b) 可搬型代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復・補足説明

所内常設直流電源設備が喪失した場合を想定した重大事故等対処設備（可搬型代替直流 可搬型代替直流電源設備の給電範囲を資料に
電源設備による逃がし安全弁機能回復）として，可搬型代替直流電源設備を使用する。

反映した。

可搬型代替直流電源設備は，逃がし安全弁（自動減圧機能）の自動減圧系用電磁弁及びに給電し，逃がし安全弁（自動減圧機能）を作動させることで原子炉冷却材圧力バウンダ
リを減圧できる設計とする。

・先行 BWR 電力との記載方針の相違。

続と同等以上の作業の迅速性を有する設計とする。また、主蒸気逃がし弁は、駆動軸を人力で直接

具体的な設備は，以下のとおりとする。

(a) 常設代替直流電源設備による逃がし安全弁機

操作することによる操作の確実性及び空気作動に対する多様性を有する設計とする。

・可搬型代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）

能回復と同様に整理している。

具体的な設備は、以下のとおりとする。

・逃がし安全弁（自動減圧機能）

・主蒸気逃がし弁

3／27

玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考(c) 逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁機能回復
所内常設直流電源設備が喪失した場合を想定した重大事故等対処設備（逃がし安全弁用
可搬型蓄電池による逃がし安全弁機能回復）として，逃がし安全弁用可搬型蓄電池を使用 ・補足説明する。

可搬型代替直流電源設備の給電範囲を資料に逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，逃がし安全弁（自動減圧機能）の自動減圧系用電磁弁 反映した。
に給電し，逃がし安全弁（自動減圧機能）2 個を作動させることで原子炉冷却材圧力バウン
ダリを減圧できる設計とする。

・先行 BWR 電力との記載方針の相違。

具体的な設備は，以下のとおりとする。

(a) 常設代替直流電源設備による逃がし安全弁機

・逃がし安全弁用可搬型蓄電池

能回復と同様に整理している。

・逃がし安全弁（自動減圧機能）
d. 窒素ボンベによる加圧器逃がし弁の機能回復
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、加圧器逃がし弁の機能回復のための設備として以下の可搬型重大事故防止設備（窒素ボンベによる加圧器逃がし弁の機能回復）を設ける。
全交流動力電源喪失に伴い駆動用空気が喪失した場合を想定した可搬型重大事故防止設備（窒素ボンベによる加圧器逃がし弁の機能回復）として、窒素ボンベ（加圧器逃がし弁用）を使用する。

b． 逃がし安全弁の作動に必要な窒素喪失時の減圧
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設備として，重大事故等対処設備（非常用窒素供給系による窒素確保及び非常用逃がし
安全弁駆動系による原子炉減圧）を設ける。

窒素ボンベ（加圧器逃がし弁用）は、加圧器逃がし弁に窒素を供給し、空気作動弁である加圧器
逃がし弁を作動させることで１次冷却系統を減圧できる設計とする。
具体的な設備は、以下のとおりとする。

・先行 BWR 電力との比較(a) 非常用窒素供給系による窒素確保(a)非常用窒素供給系による窒素確保について，先逃がし安全弁の作動に必要なアキュムレータ（逃がし弁機能用及び自動減圧機能用）の 行 BWR 電力と記載方針や表現は異なるが，対応手段

・窒素ボンベ（加圧器逃がし弁用）

供給圧力が喪失した場合を想定した逃がし安全弁機能回復のための重大事故等対処設備 に実質的な相違はない。

その他、設計基準事故対処設備である１次冷却設備の加圧器逃がし弁を重大事故等対処設備とし（非常用窒素供給系による窒素確保）として，非常用窒素供給系を使用する。

て使用する。

非常用窒素供給系は，高圧窒素ボンベ（非常用窒素供給系）から逃がし安全弁（自動減 ・先行 BWR 電力との記載方針の相違
圧機能）に窒素を供給し，逃がし安全弁（自動減圧機能）を作動させることで原子炉冷却 ボンベ切替えについては，5.8.2.5 操作性の確保でe. 可搬型バッテリによる加圧器逃がし弁の機能回復
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、常設直流電源系統が喪失した場合を想定した加圧器逃がし弁の機能回復のための設備として以下の可搬型重大事故防止設備（可搬型バッテリによる加圧器逃がし弁の機能回復）を設ける。
常設直流電源系統が喪失した場合を想定した可搬型重大事故防止設備（可搬型バッテリによる加材圧力バウンダリを減圧できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・高圧窒素ボンベ（非常用窒素供給系）（6.8 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備）・逃がし安全弁（自動減圧機能）

圧器逃がし弁の機能回復）として、可搬型代替直流電源設備の可搬型バッテリ（加圧器逃がし弁用）
を使用する。
可搬型バッテリ（加圧器逃がし弁用）は、加圧器逃がし弁の電磁弁へ給電し、空気作動弁である
加圧器逃がし弁を作動させることで１次冷却系統を減圧できる設計とする。

示すため本項には記載しない。

・先行 PWR 電力との記載方針の相違
具体的な設備の高圧窒素ボンベは，BWR の設備区分に合わせて整理して，6.8 に示すこととしている。
（先行 BWR 電力も同様）

本系統の流路として，非常用窒素供給系の配管及び弁並びに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。

・先行 BWR 電力との記載方針の相違
具体的な設備の逃がし安全弁は，作動に中央制御室

具体的な設備は、以下のとおりとする。

での操作が必要であることから，逃がし安全弁（自・可搬型バッテリ（加圧器逃がし弁用）（３号及び４号炉共用）

動減圧機能）具体的な設備に記載する。

その他、設計基準事故対処設備である１次冷却設備の加圧器逃がし弁を重大事故等対処設備として使用する。

4／27

玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考
・具体的な設備の説明
高圧窒素ボンベ（非常用窒素供給系）からの窒素供
給は，逃がし安全弁開保持のための対応であり，アキュムレータの蓄圧能力に期待しないことから，具体的な設備には記載しない。

(b) 非常用逃がし安全弁駆動系による原子炉減圧・先行 BWR 電力との設備の相違

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 代替逃がし安全弁駆動系は，非常用窒供給系と独立ための設備として，重大事故等対処設備（非常用逃がし安全弁駆動系による原子炉減圧） した系統であり，中央制御室からの操作の他，人力を設ける。

による弁操作で逃がし安全弁を作動させる事がで逃がし安全弁の作動に必要なアキュムレータ（逃がし弁機能用及び自動減圧機能用）の きる設計とすることで，電磁弁作動との多様性を確
供給圧力が喪失した場合を想定した逃がし安全弁機能回復のための重大事故等対処設備 保することができるため，本系統を重大事故等対処（非常用逃がし安全弁駆動系による原子炉減圧）として，非常用逃がし安全弁駆動系を使 設備として位置付けている。（先行 BWR 電力では類用する。

似系統を自主対策設備としている）

非常用逃がし安全弁駆動系は，非常用窒素供給系から独立した系統構成で高圧窒素ボン
ベ（非常用逃がし安全弁駆動系）から逃がし安全弁（逃がし弁機能）に直接窒素を供給す ・逃がし安全弁駆動系の補足説明ることで，逃がし安全弁（逃がし弁機能）2 個を作動させて原子炉冷却材圧力バウンダリを 逃がし安全弁駆動系は，逃がし安全弁用電磁弁の排減圧できる設計とする。

気側に取り付けられた自圧式切換弁を介して，逃が具体的な設備は，以下のとおりとする。

し安全弁に窒素を供給するため，アキュムレータを・逃がし安全弁（逃がし弁機能）

流路として使用することはない。また，自圧式切換

・高圧窒素ボンベ（非常用逃がし安全弁駆動系）（6.8 原子炉冷却材圧力バウンダリを

弁は一次側（高圧窒素ボンベ）の窒素圧力を受けて減圧するための設備）

自動的に逃がし安全弁側への流路に切り替わる構・常設代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）造であるため，電磁弁の作動も不要な設計としてい・可搬型代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）

る。なお，Ａ系，Ｂ系の独立した系統を有する設計とすることで信頼性向上を図る。

本系統の流路として，非常用逃がし安全弁駆動系の配管及び弁を重大事故等対処設備として使用する。

・先行 PWR 電力との記載方針の相違
具体的な設備の高圧窒素ボンベは，BWR の設備区分に合わせて整理して，6.8 に示すこととしている。
（先行 BWR 電力も同様）

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玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所
d． 全交流動力電源喪失及び常設直流電源喪失における逃がし安全弁の復旧

備考
・先行 BWR 電力との比較

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（自動減圧機能） d．全交流動力電源喪失及び常設直流電源喪失におの機能回復のための設備として，重大事故等対処設備（代替直流電源設備による復旧及び代 ける逃がし安全弁の復旧，先行 BWR 電力と記載方針
替交流電源設備による復旧）を設ける。

や表現は異なるが，対応手段に実質的な相違はない。

(a) 代替直流電源設備による復旧
全交流動力電源及び常設直流電源が喪失した場合を想定した重大事故等対処設備（代替
直流電源設備による復旧）として，常設代替直流電源設備及び可搬型代替直流電源設備を使用する。
常設代替直流電源設備及び可搬型代替直流電源設備は，逃がし安全弁（自動減圧機能）の自動減圧機能用電磁弁に給電し，逃がし安全弁（自動減圧機能）を作動させることで原
子炉冷却材圧力バウンダリを減圧できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。

・先行 BWR 電力との記載方針の相違

・常設代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）

具体的な設備の逃がし安全弁は，作動に中央制御室

・可搬型代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）

での操作が必要であることから，逃がし安全弁（自・逃がし安全弁（自動減圧機能）

動減圧機能）具体的な設備に記載する。

（b) 代替交流電源設備による復旧
全交流動力電源及び常設直流電源が喪失した場合を想定した重大事故等対処設備（代替
交流電源設備による復旧）として，常設代替交流電源設備及び可搬型代替交流電源設備を使用する。
常設代替交流電源設備及び可搬型代替交流電源設備は，逃がし安全弁（自動減圧機能）の自動減圧機能用電磁弁に給電し，逃がし安全弁（自動減圧機能）を作動させることで原
子炉冷却材圧力バウンダリを減圧できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。

・先行 BWR 電力との記載方針の相違

・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

具体的な設備の逃がし安全弁は，作動に中央制御室

・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

での操作が必要であることから，逃がし安全弁（自・逃がし安全弁（自動減圧機能）

動減圧機能）具体的な設備に記載する。

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基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉（3） 炉心損傷時における高圧溶融物放出及び格納容器雰囲気直接加熱の防止に用いる設備

東海第二発電所(3) 原子炉格納容器破損を防止するために用いる設備

備考
・先行 BWR 電力との比較
a．炉心損傷時における高圧溶融物放出／格納容器

a. 加圧器逃がし弁による１次冷却系統の減圧
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、炉心損傷時における高圧溶融物放出

a． 炉心損傷時における高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱の防止

雰囲気直接加熱の防止について，先行 BWR 電力と記

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，原子炉格納容器破損を防止す 載方針や表現は異なるが，対応手段に実質的な相違

及び格納容器雰囲気直接加熱を防止するための設備として以下の重大事故等対処設備（加圧器逃がるための設備として重大事故等対処設備（炉心損傷時における高圧溶融物放出／格納容器雰 はない。

し弁による１次冷却系統の減圧）を設ける。

囲気直接加熱の防止）を設ける。

重大事故等対処設備（加圧器逃がし弁による１次冷却系統の減圧）として、１次冷却設備の加圧器逃がし弁を使用する。
具体的な設備は、以下のとおりとする。

原子炉格納容器破損を防止するための重大事故等対処設備として，逃がし安全弁（自動減圧機能）を使用する。
本系統は，「（1）b．手動による原子炉減圧」と同じである。

・加圧器逃がし弁（4） 蒸気発生器伝熱管破損発生時に用いる設備(4) インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時に用いる設備

a. １次冷却系統の減圧
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、蒸気発生器伝熱管破損発生時に１次冷却材の原子炉格納容器外への漏えい量を抑制するための設備として以下の重大事故等対処設備（１次冷却系統の減圧）を設ける。
重大事故等対処設備（１次冷却系統の減圧）として、給水設備の電動補助給水ポンプ及びタービ

ａ．インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の対応
インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時における原子炉冷却材の原子炉格納容器外への漏えい量の抑制及び漏えい個所を隔離するための設備として重大事故等対処設備（インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の対応）を設ける。

ン動補助給水ポンプ並びに２次系補給水設備の復水タンク並びに１次冷却設備の蒸気発生器及びインターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時に原子炉冷却材の原子炉格納容器外への漏えい

加圧器逃がし弁並びに主蒸気系統設備の主蒸気逃がし弁並びに非常用炉心冷却設備のうち高圧注量を抑制するための重大事故等対処設備として，逃がし安全弁（自動減圧機能）を使用する。

入系の高圧注入ポンプ及び燃料取替用水タンクを使用する。

また，インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時に原子炉冷却材の原子炉格納容器外への具体的な設備は、以下のとおりとする。

漏えい個所を隔離するための重大事故等対処設備として，高圧炉心スプレイ系注入弁，原子・電動補助給水ポンプ

炉隔離時冷却系原子炉注入弁，低圧炉心スプレイ系注入弁，残留熱除去系Ａ系注入弁，残留・タービン動補助給水ポンプ

熱除去系Ｂ系注入弁及び残留熱除去系Ｃ系注入弁（以下，「インターフェイスシステムＬＯＣ・復水タンク

Ａ隔離弁」という。
）を使用する。

・蒸気発生器

逃がし安全弁（自動減圧機能）は，インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時に，原子炉・主蒸気逃がし弁

冷却材の漏えい量を抑制するため，中央制御室からの操作により逃がし安全弁（自動減圧機

・高圧注入ポンプ能）を作動させることで原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧できる設計とする。

・燃料取替用水タンク
・加圧器逃がし弁

インターフェイスシステムＬＯＣＡ隔離弁は，現場で弁を操作することにより原子炉冷却材の漏えい個所を隔離できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。

・先行 BWR 電力との設計方針の相違。

・逃がし安全弁（自動減圧機能）

ブローアウトパネルについては，先行 BWR 電力は原・自動減圧機能用アキュムレータ

子炉冷却材漏えい隔離弁の操作場所の環境評価か

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、インターフェイスシステム LOCA 発・所内常設直流電源設備（10.2 代替電源設備）

ら開放機能に期待しているが，東海第二ではブロー

生時に１次冷却材の原子炉格納容器外への漏えい量を抑制するための設備として以下の重大事故

・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

アウトパネルの状態に係らず隔離弁の操作が可能

等対処設備（１次冷却系統の減圧及び１次冷却材の漏えい量抑制）を設ける。

・常設代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）であるため第 46 条に適合する重大事故等対処設備

a. １次冷却系統の減圧・可搬型代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）とは位置付けていない。

（5） インターフェイスシステム LOCA 発生時に用いる設備

重大事故等対処設備（１次冷却系統の減圧）として、給水設備の電動補助給水ポンプ及びタービ
ン動補助給水ポンプ並びに２次系補給水設備の復水タンク並びに１次冷却設備の蒸気発生器及び・高圧炉心スプレイ系注入弁
・原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁

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基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

加圧器逃がし弁並びに主蒸気系統設備の主蒸気逃がし弁並びに非常用炉心冷却設備のうち高圧注・低圧炉心スプレイ系注入弁

・先行 BWR 電力との記載方針の相違。

入系の高圧注入ポンプ及び燃料取替用水タンクを使用する。

・残留熱除去系Ａ系注入弁

先行 BWR 電力は漏えい隔離弁を別章での説明として

具体的な設備は、以下のとおりとする。

・残留熱除去系Ｂ系注入弁

いるが，東海第二では，PWR 電力と同様に本章で示・電動補助給水ポンプ

・残留熱除去系Ｃ系注入弁

すこととする。

・タービン動補助給水ポンプ
・復水タンク

本系統の流路として，主蒸気配管及びクエンチャを重大事故等対処設備として使用する。

・蒸気発生器・主蒸気逃がし弁・高圧注入ポンプ・燃料取替用水タンク
・加圧器逃がし弁
b. １次冷却材の漏えい量抑制
重大事故等対処設備（１次冷却材の漏えい量抑制）として、インターフェイスシステム LOCA 時
において１次冷却材の漏えい量を抑制するため、余熱除去ポンプ入口弁を使用する。
余熱除去系統の隔離に使用する余熱除去ポンプ入口弁は、専用の工具を用いることで離れた場所
から弁駆動機構を介して遠隔操作できる設計とする。
具体的な設備は、以下のとおりとする。
・余熱除去ポンプ入口弁

ディーゼル発電機は、設計基準事故対処設備であるとともに、重大事故等時においても使用する
ため、「1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針」に示す設計方針を適用する。

非常用ディーゼル発電機は，設計基準事故対処設備であるとともに，重大事故等時においても使用するため，「1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針」に示す設計方針を適用する。

ただし、多様性、位置的分散等を考慮すべき対象の設計基準事故対処設備はないことから、「1.1.7

ただし，多様性，位置的分散等を考慮すべき対象の設計基準事故対処設備はないことから，重大事故等対処設備に関する基本方針」のうち多様性、位置的分散等の設計方針は適用しない。

「1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針」のうち多様性，位置的分散等の設計方針は適用しない。

ディーゼル発電機及び大容量空冷式発電機については「10.2 代替電源設備」にて記載する。１
次冷却設備を構成する蒸気発生器、１次冷却材ポンプ、原子炉容器及び加圧器については、「5.1
１次冷却設備 5.1.2 重大事故等時」にて記載する。

過渡時自動減圧機能，高圧窒素ボンベ（非常用窒素供給系）及び高圧窒素ボンベ（非常用逃がし安全弁駆動系）については，「6.8 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備」にて示す。
所内常設直流電源設備，可搬型代替交流電源設備，常設代替直流電源設備及び可搬型代替直流電源設備については，「10.2 代替電源設備」にて示す。

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基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉
5.5.2.1 多様性、位置的分散
基本方針については、「1.1.7.1 多様性、位置的分散、悪影響防止等」に示す。

東海第二発電所
5.8.2.1 多様性，位置的分散
基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

加圧器逃がし弁及び高圧注入ポンプを使用した１次系のフィードアンドブリードは、電動補助給

備考
・先行 BWR 電力との比較
先行 BWR 電力とは記載表現が異なるが，適合方針に
実質的な相違はない。

水ポンプ、タービン動補助給水ポンプ及び主蒸気逃がし弁を使用した２次冷却系からの除熱を用い逃がし安全弁（自動減圧機能）「逃がし安全弁（過渡時自動減圧機能）含む」及び自動減圧機能 ・逃がし安全弁（自動減圧機能）の 2 弁（B 弁,C 弁)

た１次冷却系統の減圧と異なる手段を用いることで多様性を持つ設計とする。また、燃料取替用水用アキュムレータは，設計基準事故対処設備と重大事故等対処設備としての安全機能を兼ねる設 が逃がし安全弁（過渡時自動減圧機能）のため，逃タンクを水源とすることで、復水タンクを水源とする２次冷却系からの除熱を用いた１次冷却系統備であるが，想定される重大事故等時に必要となる個数に対して十分に余裕をもった個数を分散 がし安全弁（自動減圧機能）の一部であることが分の減圧に対して異なる水源を持つ設計とする。

して設置する設計とする。

加圧器逃がし弁は、原子炉格納容器内に設置し、高圧注入ポンプは、原子炉補助建屋内に設置し、燃料取替用水タンクは、燃料取替用水タンク建屋内に設置することで、原子炉周辺建屋内の電動補助給水ポンプ、タービン動補助給水ポンプ、復水タンク及び主蒸気逃がし弁と位置的分散を図る設計とする。
電動補助給水ポンプ、タービン動補助給水ポンプ、復水タンク、蒸気発生器及び主蒸気逃がし弁を使用した２次冷却系からの除熱を用いた１次冷却系統の減圧は、加圧器逃がし弁による１次冷却系統の減圧と異なる手段を用いることで、多様性を持つ設計とする。
電動補助給水ポンプ、タービン動補助給水ポンプ、復水タンク及び主蒸気逃がし弁は、原子炉周辺建屋内に設置し、蒸気発生器は、原子炉格納容器内の加圧器逃がし弁と壁で分離された位置に設置することで、位置的分散を図る設計とする。
タービン動補助給水ポンプの機能回復において、タービン動補助給水ポンプの蒸気加減弁は、専逃がし安全弁（逃がし弁機能）は，非常用逃がし安全弁駆動系による原子炉減圧として使用する 4 個を，異なる主蒸気管に分散して配置する設計とする。
常設代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復において逃がし安全弁（自動減圧機能）は，
緊急用 125V 系蓄電池から供給することで，非常用交流電源設備を用いた弁操作に対し，多様性を持つ設計とする。
可搬型代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復において逃がし安全弁（自動減圧機能） ・125V 蓄電池 A 系及び 125V 蓄電池 B 系は鉛蓄電池，
は，可搬型代替低圧電源車又は逃がし安全弁用可搬型蓄電池から供給することで，所内常設直流 逃がし安全弁用可搬型蓄電池はリチウムイオン蓄
電源設備を用いた弁操作に対し，多様性を持つ設計とする。

Ａ系及び 125V 蓄電池 Ｂ系に対して異なる種類の蓄電池を用いることで多様性を有する設計とす がし安全弁用可搬型蓄電池はリチウムイオン式でる。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，通常時は接続せず，原子炉建屋付属棟内の所内常設直流電源器を用いて人力で供給できる設計とする。タービン動補助給水ポンプ駆動蒸気入口弁は、ハンドル設備である 125V 蓄電池 Ａ系及び 125V 蓄電池 Ｂ系と異なる区画である中央制御室に保管するこを設け、人力操作を可能とすることで、常設直流電源を用いた弁操作に対し、多様性を持つ設計ととで，位置的分散を図る設計とする。

電動補助給水ポンプの機能回復において、電動補助給水ポンプは、ディーゼル発電機に対して多電池の構成。

逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，共通要因によって同時に機能を損なわないよう 125V 蓄電池 先行 BWR も同様に蓄電池（非常用）は鉛蓄電池，逃用の工具を用いて人力で操作できる設計とし、タービン動補助給水ポンプの軸受油は、専用の注油する。

かるよう表現を見直した。

ある。
（57 条審査資料参照）

・過渡時自動減圧機能は 6.8 にて示す。
・非常用窒素供給系は 6.8 にて示す。

様性を持った大容量空冷式発電機から給電できる設計とする。電源設備の多様性、位置的分散につ・非常用逃がし安全弁駆動系は 6.8 にて示す。

いては、「10.2 代替電源設備」にて記載する。

・代替電源設備は 10.2 にて示す。

主蒸気逃がし弁の機能回復において主蒸気逃がし弁は、ハンドルを設けて人力操作を可能とする
ことで、空気作動に対し、多様性を持つ設計とする。
加圧器逃がし弁の機能回復において加圧器逃がし弁は、電磁弁の電源を可搬型バッテリ（加圧器
逃がし弁用）から給電し、駆動用空気を窒素ボンベ（加圧器逃がし弁用）から供給することで、制御用空気及び常設直流電源を用いた弁操作に対し、多様性を持つ設計とする。
窒素ボンベ（加圧器逃がし弁用）は、通常時は接続せず、原子炉周辺建屋内のディーゼル発電機と異なる区画に保管することで、位置的分散を図る設計とする。
可搬型バッテリ（加圧器逃がし弁用）は、通常時は接続せず、原子炉補助建屋内の３号炉の常設
直流電源系統と異なる区画、かつ、４号炉の原子炉周辺建屋内の常設直流電源系統と異なる区画、
かつ、３号炉の原子炉周辺建屋内に分散して保管することで、位置的分散を図る設計とする。

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基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉
5.5.2.2 悪影響防止
基本方針については、「1.1.7.1 多様性、位置的分散、悪影響防止等」に示す。

東海第二発電所
5.8.2.2 悪影響防止
基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

１次系のフィードアンドブリードに使用する加圧器逃がし弁、高圧注入ポンプ及び燃料取替用水
タンクは、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
蒸気発生器２次側による炉心冷却（注水）に使用する電動補助給水ポンプ、タービン動補助給水
ポンプ、蒸気発生器及び復水タンクは、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
蒸気発生器２次側による炉心冷却（蒸気放出）に使用する主蒸気逃がし弁は、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
タービン動補助給水ポンプの機能回復に使用するタービン動補助給水ポンプ及びタービン動補
助給水ポンプ駆動蒸気入口弁は、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故

備考
・先行 BWR 電力との比較
先行 BWR 電力とは記載表現が異なるが，適合方針に
実質的な相違はない。

逃がし安全弁（自動減圧機能）及び自動減圧機能用アキュムレータは，設計基準事故対処設備として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
非常用逃がし安全弁駆動系による原子炉減圧で使用する逃がし安全弁（逃がし弁機能）は，重大事故等時は重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，通常時は逃がし安全弁用可搬型蓄電池を接続先の系統と分離して保管し，重大事故等時は重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，保管場所において治具により固定することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

等対処設備として使用することで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
電動補助給水ポンプの機能回復に使用する電動補助給水ポンプは、設計基準対象施設として使用

・先行 BWR 電力との設計方針の相違。

する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで、他の設備に悪影響を及ぼさブローアウトパネルは第 46 条にて重大事故等対処ない設計とする。

設備に位置付けていない。

主蒸気逃がし弁の機能回復に使用する主蒸気逃がし弁は、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計

・過渡時自動減圧機能は 6.8 にて示す。

とする。

・非常用窒素供給系は 6.8 にて示す。

窒素ボンベによる加圧器逃がし弁の機能回復に使用する窒素ボンベ（加圧器逃がし弁用）は、通常時に接続先の系統と分離された状態であること及び重大事故等時は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 6.8 にて示す。
・代替電源設備は 10.2 にて示す。

の系統構成とすることで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。窒素ボンベによる加圧器逃がし弁の機能回復に使用する加圧器逃がし弁は、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型バッテリによる加圧器逃がし弁の機能回復に使用する可搬型バッテリ（加圧器逃がし弁用）は、通常時に接続先の系統と分離された状態であること及び重大事故等時は重大事故等対処設備としての系統構成とすることで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。可搬型バッテリによる加圧器逃がし弁の機能回復に使用する加圧器逃がし弁は、設計基準対象施設として使用する場
合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また、可搬型バッテリ（加圧器逃がし弁用）は、設置場所において固縛によって固定することで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
加圧器逃がし弁による１次冷却系統の減圧に使用する加圧器逃がし弁は、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
１次冷却系統の減圧に使用する電動補助給水ポンプ、タービン動補助給水ポンプ、復水タンク、蒸気発生器、主蒸気逃がし弁、高圧注入ポンプ、燃料取替用水タンク及び加圧器逃がし弁は、設計

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玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
１次冷却材の漏えい量抑制としてインターフェイスシステム LOCA 時において、余熱除去系統の隔離に使用する余熱除去ポンプ入口弁は、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
5.5.2.3 容量等
基本方針については、「1.1.7.2 容量等」に示す。

5.8.2.3 容量等
基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

２次冷却系からの除熱を用いた１次冷却系統の減圧機能が喪失した場合における１次系のフィ
逃がし安全弁（自動減圧機能）は，設計基準事故時の原子炉冷却材圧力バウンダリ減圧機能とと兼用しており、設計基準事故時に使用する場合の弁放出流量が、炉心崩壊熱により加圧された１

兼用しており，設計基準事故時に使用する場合の吹出容量が，想定される重大事故等時に原子炉

次冷却系統を減圧するために必要な弁放出流量に対して十分であるため、設計基準事故対処設備と冷却材圧力バウンダリを減圧するために必要な吹出容量に対して十分であるため，設計基準事故

同仕様で設計する。

対処設備と同仕様で設計する。

２次冷却系からの除熱を用いた１次冷却系統の減圧機能が喪失した場合における１次系のフィ

自動減圧機能用アキュムレータは，設計基準事故時の原子炉冷却材圧力バウンダリ減圧機能とードアンドブリードとして使用する高圧注入ポンプ及び燃料取替用水タンクは、設計基準事故時に兼用しており，設計基準事故時に使用する場合の容量が，想定される重大事故等時に逃がし安全

ほう酸水を１次冷却系統に注入する機能と兼用しており、設計基準事故時に使用する場合のポンプ

弁を作動させる容量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。

に対して十分であるため、設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
蒸気発生器２次側による炉心冷却を用いた１次冷却系統の減圧機能として使用する電動補助給水ポンプ、タービン動補助給水ポンプ、蒸気発生器及び主蒸気逃がし弁は、設計基準事故時の蒸気先行 BWR 電力とは記載表現が異なるが，適合方針に
実質的な相違はない。

ードアンドブリードとして使用する加圧器逃がし弁は、設計基準事故時の１次冷却系統の減圧機能

流量及びタンク容量が、１次冷却系統の保有水を確保するために必要なポンプ流量及びタンク容量

・先行 BWR 電力との比較

逃がし安全弁用可搬型蓄電池は負荷となる電磁弁

逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，逃がし安全弁（自動減圧機能）1 個の作動時間を考慮した蓄電 に直接接続するため，1 負荷あたり 1 個で整理して池容量を有するものを 2 個使用する。保有数は 2 個，保守点検は電圧測定であり，保守点検中で いる。負荷が 2 負荷（電磁弁 2 個に給電）あるためも使用可能であるため，保守点検用は考慮せずに，故障時の予備として 1 個の合計 3 個を保管す 2 個に故障時の予備として 1 個の計 3 個（N＋る。

α）保管する。

発生器２次側による１次冷却系統の冷却機能と兼用しており、設計基準事故時に使用する場合のポンプ流量、伝熱容量及び弁放出流量が、炉心崩壊熱により加圧された１次冷却系統を冷却すること

・先行 BWR 電力との設計方針の相違。

で減圧させるために必要なポンプ流量、伝熱容量及び弁放出流量に対して十分であるため、設計基東海第二では，重大事故等時に逃がし弁機能に期待

準事故対処設備と同仕様で設計する。

しないことから，逃がし弁機能用アキュムレータは蒸気発生器２次側による炉心冷却（注水）を用いた１次冷却系統の減圧機能として使用する復水使用しない。

タンクは、蒸気発生器への給水量に対し、淡水又は海水を補給するまでの間、水源を確保できる十分なタンク容量を有する設計とする。
窒素ボンベ（加圧器逃がし弁用）は、供給先の加圧器逃がし弁が空気作動式であるため、重大事
故等時に想定される原子炉格納容器圧力と弁全開に必要な圧力の和を設定圧力とし、配管分の加・先行 BWR 電力との設計方針の相違。
ブローアウトパネルは第 46 条にて重大事故等対処
設備に位置付けていない。

圧、弁作動回数及びリークしないことを考慮したボンベ容量に対して十分な容量を有したものを１セット４個（Ａ系統２個、Ｂ系統２個）使用する。保有数は１セット４個、保守点検は目視点検で・過渡時自動減圧機能は 6.8 にて示す。

あり、保守点検中でも使用可能であるため、保守点検用は考慮せずに、故障時のバックアップ用と・非常用窒素供給系は 6.8 にて示す。

して２個の合計６個を保管する。

・非常用逃がし安全弁駆動系は 6.8 にて示す。

可搬型バッテリ（加圧器逃がし弁用）は、加圧器逃がし弁１個の作動時間を考慮した蓄電池容量

・代替電源設備は 10.2 にて示す。

を有するものを３号炉、４号炉それぞれで１セット２個使用する。保有数は３号炉、４号炉それぞれで１セット２個、保守点検は電圧測定であり、保守点検中でも使用可能であるため、保守点検用は考慮せずに、故障時のバックアップ用として２個の合計６個（３号及び４号炉共用）を保管する。
炉心溶融時における高圧溶融物放出及び格納容器雰囲気直接加熱を防止するために使用する加11／27

玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

圧器逃がし弁は、設計基準事故時の１次冷却系統の減圧機能と兼用しており、設計基準事故時に使用する場合の弁放出流量が、炉心溶融時に１次冷却系統を減圧させるために必要な弁放出流量に対して十分であるため、設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
蒸気発生器伝熱管破損発生時に１次冷却材の原子炉格納容器外への漏えい量を抑制するため、又はインターフェイスシステム LOCA 発生時に１次冷却材の原子炉格納容器外への漏えい量を抑制するために使用する電動補助給水ポンプ、タービン動補助給水ポンプ、復水タンク、蒸気発生器及び主蒸気逃がし弁は、設計基準事故時の蒸気発生器２次側による１次冷却系統の冷却機能と兼用しており、設計基準事故時に使用する場合のポンプ流量、タンク容量、伝熱容量及び弁放出流量が、蒸気発生器伝熱管破損発生時の１次冷却材の漏えい量を抑制するために必要なポンプ流量、タンク容
量、伝熱容量及び弁放出流量に対して十分であるため、設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
蒸気発生器伝熱管破損発生時に１次冷却材の原子炉格納容器外への漏えい量を抑制するため、又はインターフェイスシステム LOCA 発生時に１次冷却材の原子炉格納容器外への漏えい量を抑制するために使用する高圧注入ポンプ及び燃料取替用水タンクは、設計基準事故時にほう酸水を１次冷
却系統に注入する機能と兼用しており、設計基準事故時に使用する場合のポンプ流量及びタンク容量が、１次冷却系統の保有水を確保するために必要なポンプ流量及びタンク容量に対して十分であるため、設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
蒸気発生器伝熱管破損発生時に１次冷却材の原子炉格納容器外への漏えい量を抑制するため、又はインターフェイスシステム LOCA 発生時に１次冷却材の原子炉格納容器外への漏えい量を抑制するために使用する加圧器逃がし弁は、設計基準事故時の１次冷却系統の減圧機能と兼用しており、設計基準事故時に使用する場合の弁放出流量が、蒸気発生器伝熱管破損発生時の１次冷却材の漏えい量を抑制するために必要な弁放出流量に対して十分であるため、設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。

12／27

玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉
5.5.2.4 環境条件等

東海第二発電所
5.8.2.4 環境条件等

備考
・先行 BWR 電力との比較

基本方針については、「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

減圧用の弁である加圧器逃がし弁は、想定される重大事故等が発生した場合に確実に作動するよ

逃がし安全弁（自動減圧機能）は，想定される重大事故等が発生した場合に確実に作動するよ 実質的な相違はない。

うに、原子炉格納容器内に設置し、制御用空気が喪失した場合に使用する窒素ボンベ（加圧器逃がうに，原子炉格納容器内に設置し，窒素供給系の供給能力が喪失した場合に使用する高圧窒素ボし弁用）の容量の設定も含めて、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。操作は中ンベ（非常用窒素供給系）の容量の設定も含めて，重大事故等時における環境条件を考慮した設

央制御室で可能な設計とする。

計とする。操作は中央制御室で可能な設計とする。

高圧注入ポンプは、原子炉補助建屋内に設置し、重大事故等時における環境条件を考慮した設計

非常用逃がし安全弁駆動系による原子炉減圧で使用する逃がし安全弁（逃がし弁機能）は，想とする。また、インターフェイスシステム LOCA 時及び蒸気発生器伝熱管破損時に破損側蒸気発生

定される重大事故等が発生した場合に確実に作動するように，原子炉格納容器内に設置し，窒素器の隔離に失敗する事故時に使用する設備であるため、これらの環境影響を受けない区画に設置す

供給系の供給能力が喪失した場合に使用する高圧窒素ボンベ（非常用逃がし安全弁駆動系）の容るか又はこれらの事象が発生した場合の環境条件の変化を考慮した設計とする。操作は中央制御室量の設定も含めて，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。操作は中央制御室でで可能な設計とする。

可能な設計とする。

燃料取替用水タンクは、燃料取替用水タンク建屋内に設置し、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。また、インターフェイスシステム LOCA 時及び蒸気発生器伝熱管破損時に破損側蒸気発生器の隔離に失敗する事故時に使用する設備であるため、これらの環境影響を受けない区画に設置する設計とする。

先行 BWR 電力とは記載表現が異なるが，適合方針に

自動減圧機能用アキュムレータは，原子炉格納容器内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，中央制御室に保管及び設置するため，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。操作は中央制御室で可能な設計とする。

電動補助給水ポンプ、タービン動補助給水ポンプ及び復水タンクは、原子炉周辺建屋内に設置し、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。また、インターフェイスシステム LOCA 時

・先行 BWR 電力との記載方針の相違。

及び蒸気発生器伝熱管破損時に破損側蒸気発生器の隔離に失敗する事故時に使用する設備である

PCV スプレイによる環境条件の緩和については，有ため、これらの環境影響を受けない区画に設置する設計とする。

効性評価ではスプレイ有りの評価を行っており，手電動補助給水ポンプの操作は中央制御室で可能な設計とする。タービン動補助給水ポンプの操作

順として整備されているため本項には記載しない。

は中央制御室又は設置場所で可能な設計とする。
蒸気発生器は、原子炉格納容器内に設置し、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
電動補助給水ポンプ、タービン動補助給水ポンプ、蒸気発生器及び復水タンクは、淡水だけでなく海水も使用することから、海水影響を考慮した設計とする。

・先行 BWR 電力との設計方針の相違。
東海第二では，重大事故等時に逃がし弁機能に期待しないことから，逃がし弁機能用アキュムレータは使用しない。

減圧用の弁である主蒸気逃がし弁は、想定される重大事故等が発生した場合に確実に作動するよ
うに、原子炉周辺建屋内に設置し、制御用空気が喪失した場合の人力操作も含めて、重大事故等時

・先行 BWR 電力との設計方針の相違。

における環境条件を考慮した設計とする。また、インターフェイスシステム LOCA 時及び蒸気発生

ブローアウトパネルは第 46 条にて重大事故等対処

器伝熱管破損時に破損側蒸気発生器の隔離に失敗する事故時に使用する設備であるため、インター設備に位置付けていない。

フェイスシステム LOCA 時の環境影響を受けない原子炉周辺建屋内の区画に設置し、蒸気発生器伝熱管破損時に破損側蒸気発生器の隔離に失敗する事故時の環境条件を考慮した設計とする。操作は・過渡時自動減圧機能は 6.8 にて示す。

中央制御室で可能な設計及び設置場所での手動ハンドル操作により可能な設計とする。

・非常用窒素供給系は 6.8 にて示す。

タービン動補助給水ポンプ駆動蒸気入口弁は、原子炉周辺建屋内に設置し、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。操作は設置場所で可能な設計とする。

・非常用逃がし安全弁駆動系は 6.8 にて示す。
・代替電源設備は 10.2 にて示す。

窒素ボンベ（加圧器逃がし弁用）は、原子炉周辺建屋内に保管及び設置し、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。操作は設置場所で可能な設計とする。
可搬型バッテリ（加圧器逃がし弁用）は、３号炉の原子炉周辺建屋、原子炉補助建屋及び４号炉の原子炉周辺建屋内に保管し、原子炉補助建屋内に設置するため、重大事故等時における環境条件

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玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考を考慮した設計とする。操作は設置場所で可能な設計とする。
余熱除去ポンプ入口弁は、原子炉補助建屋内に設置し、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。また、インターフェイスシステム LOCA 時に使用する設備であるため、その環境条件を考慮した設計とする。操作は設置場所と異なる区画から遠隔で専用工具を用いて可能な設計とする。

5.5.2.5 操作性の確保

5.8.2.5 操作性の確保

・先行 BWR 電力との比較

基本方針については、「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

加圧器逃がし弁、高圧注入ポンプ及び燃料取替用水タンクを使用した１次系のフィードアンドブ

逃がし安全弁（自動減圧機能）及び自動減圧機能用アキュムレータは，重大事故等が発生した 実質的な相違はない。

先行 BWR 電力とは記載表現が異なるが，適合方針にリードを行う系統は、重大事故等が発生した場合でも、設計基準対象施設として使用する場合と同場合でも，設計基準事故対処設備として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備としじ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。加圧器逃がし弁及び高圧注入ポンプて使用する設計とする。逃がし安全弁（自動減圧機能）は，中央制御室の操作盤のスイッチでの ・補足説明

は、中央制御室の制御盤の操作スイッチでの操作が可能な設計とする。

操作が可能な設計とする。

非常用逃がし安全弁駆動系による逃がし安全弁（逃電動補助給水ポンプ、タービン動補助給水ポンプ、蒸気発生器及び復水タンクを使用した蒸気発がし弁機能）の操作は電磁弁の作動が不要であるこ

生器２次側による炉心冷却（注水）を行う系統は、重大事故等が発生した場合でも、設計基準対象とから，非常用逃がし安全弁駆動系として 6.8 にて施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。電動補示す。

助給水ポンプ及びタービン動補助給水ポンプは、中央制御室の制御盤の操作スイッチでの操作が可能な設計とする。

・先行 BWR 電力との設計方針の相違。

主蒸気逃がし弁を使用した蒸気発生器２次側による炉心冷却（蒸気放出）を行う系統は、重大事

東海第二では，重大事故等時に逃がし弁機能に期待故等が発生した場合でも、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処しないことから，逃がし弁機能用アキュムレータは設備として使用する設計とする。主蒸気逃がし弁は、中央制御室の制御盤の操作スイッチでの操作使用しない。

が可能な設計とする。
タービン動補助給水ポンプ及びタービン動補助給水ポンプ駆動蒸気入口弁を使用したタービン

・先行 BWR 電力との設計方針の相違。

動補助給水ポンプの機能回復を行う系統は、重大事故等が発生した場合でも、設計基準対象施設とブローアウトパネルは第 46 条にて重大事故等対処して使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。

設備に位置付けていない。

タービン動補助給水ポンプは、現場での人力による専用の工具を用いた蒸気加減弁の操作及び専用の注油器によるタービン動補助給水ポンプ軸受への油供給と、人力によるタービン動補助給水ポ・過渡時自動減圧機能は 6.8 にて示す。

ンプ駆動蒸気入口弁の操作により起動が可能な設計とする。タービン動補助給水ポンプ駆動蒸気入・非常用窒素供給系は 6.8 にて示す。

口弁は、現場操作も可能となるように手動ハンドルを設け、現場で人力により確実に操作できる設・非常用逃がし安全弁駆動系は 6.8 にて示す。

計とする。専用の工具及び注油器は、作業場所近傍又はアクセスルート近傍に保管する。

・代替電源設備は 10.2 にて示す。

電動補助給水ポンプを使用した電動補助給水ポンプの機能回復を行う系統は、重大事故等が発生した場合でも、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。
主蒸気逃がし弁を使用した主蒸気逃がし弁の機能回復を行う系統は、重大事故等が発生した場合でも、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。また、主蒸気逃がし弁は、現場操作も可能となるように手動ハンドルを設け、現場で人力により確実に操作できる設計とする。
窒素ボンベ（加圧器逃がし弁用）及び加圧器逃がし弁を使用した窒素ボンベによる加圧器逃がし

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玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

弁の機能回復を行う系統は、重大事故等が発生した場合でも、通常時の系統から弁操作等にて速やかに切替えできる設計とする。窒素ボンベ（加圧器逃がし弁用）の出口配管と制御用空気配管の接続は、簡便な接続規格による接続とし、現場で確実に接続できる設計とする。また、３号炉及び４号炉で同一規格の設計とする。
窒素ボンベ（加圧器逃がし弁用）の取付継手は、３号炉及び４号炉の窒素ボンベ（原子炉補機冷
却水サージタンク用、事故時試料採取設備弁用及びアニュラス空気浄化ファン弁用）と同一形状とし、一般的に使用される工具を用いて確実に接続できるとともに、必要により窒素ボンベの交換が可能な設計とする。
可搬型バッテリ（加圧器逃がし弁用）及び加圧器逃がし弁を使用した可搬型バッテリによる加圧逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁機能回復を行う系統は，重大事故等が発生し器逃がし弁の機能回復を行う系統は、重大事故等が発生した場合でも、加圧器逃がし弁への給電をた場合でも，自動減圧機能用電磁弁への給電を通常時の系統から逃がし安全弁用可搬型蓄電池に通常時の系統から可搬型バッテリ（加圧器逃がし弁用）による電源供給へ現場での電源操作等によよる電源供給へ中央制御室での電気回路の接続により速やかに切り替えできる設計とする。また，り速やかに切替えできる設計とする。また、車輪の設置により運搬ができる設計とするとともに、車輪の設置により運搬ができる設計とするとともに，設置場所にて固縛ができる設計とする。接設置場所にて固縛ができる設計とする。接続はコネクタ接続とし、接続規格を統一することによ

続は，ボルト・ネジ接続とし，一般的に使用される工具を用いて確実に接続できる設計とする。

り、確実に接続できる設計とする。接続口は、３号炉及び４号炉とも同一規格の設計とする。
加圧器逃がし弁は現場の窒素ボンベ（加圧器逃がし弁用）及び可搬型バッテリ（加圧器逃がし弁用）を用いて、遠隔で操作可能な設計とする。
加圧器逃がし弁を使用した加圧器逃がし弁による１次冷却系統の減圧を行う系統は、重大事故等が発生した場合でも、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。
蒸気発生器伝熱管破損発生時及びインターフェイスシステム LOCA 発生時に用いる電動補助給水
ポンプ、タービン動補助給水ポンプ、復水タンク、蒸気発生器、主蒸気逃がし弁、高圧注入ポンプ、
燃料取替用水タンク及び加圧器逃がし弁を使用した１次冷却系統の減圧を行う系統は、重大事故等が発生した場合でも、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。
余熱除去ポンプ入口弁を使用した１次冷却材の漏えい量抑制を行う系統は、重大事故等が発生した場合でも、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。余熱除去ポンプ入口弁は、現場で、専用の工具を用いて、設置場所と異なる区画から遠隔操作により確実に操作できる設計とする。専用工具は、作業場所近傍又はアクセスルー
ト近傍に保管する。

5.5.3 主要設備及び仕様
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備の主要設備及び仕様を第 5.5.1 表及び第5.5.2 表に示す。

5.8.3 主要設備及び仕様
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備の主要設備及び仕様を第 5.8−1 表及び第5.8−2 表に示す。

15／27

玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉
5.5.4 試験検査

東海第二発電所
5.8.4 試験検査

備考
・先行 BWR 電力との比較

基本方針については、「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

先行 BWR 電力とは記載表現が異なるが，適合方針に

１次系のフィードアンドブリード及び１次冷却系統の減圧に使用する加圧器逃がし弁、高圧注入逃がし安全弁は，原子炉の停止中に機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。

実質的な相違はない。

ポンプ及び燃料取替用水タンクは、他系統と独立した試験系統又は通常時の系統構成により機能・自動減圧機能用アキュムレータは，原子炉の停止中に機能・性能及び漏えいの有無の確認が可

性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。

能な設計とする。

・補足説明

加圧器逃がし弁及び高圧注入ポンプは、分解が可能な設計とする。

逃がし安全弁は，原子炉の停止中に分解が可能な設計とする。

燃料取替用水タンクは、内部の確認が可能なように、マンホールを設ける設計とする。

逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，原子炉の停止中に電磁弁への電源供給により弁の開閉を行う がし弁機能）の操作は電磁弁の作動が不要であるこ

非常用逃がし安全弁駆動系による逃がし安全弁（逃

燃料取替用水タンクは、ほう素濃度及び有効水量が確認できる設計とする。

ことで，機能・性能の確認が可能な設計とする。また，逃がし安全弁用可搬型蓄電池は原子炉の とから，非常用逃がし安全弁駆動系として 6.8 にて蒸気発生器２次側による炉心冷却（注水） 及び１次冷却系統の減圧に使用する電動補助給水ポ

運転中又は停止中に電圧測定が可能な設計とする。

示す。

ンプ、タービン動補助給水ポンプ、蒸気発生器及び復水タンクは、他系統と独立した試験系統又は通常時の系統構成により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。

・先行 BWR 電力との設計方針の相違。

電動補助給水ポンプ及びタービン動補助給水ポンプは、分解が可能な設計とする。

東海第二では，重大事故等時に逃がし弁機能に期待

蒸気発生器及び復水タンクは、内部の確認が可能なように、マンホールを設ける設計とする。

しないことから，逃がし弁機能用アキュムレータは蒸気発生器は、伝熱管の非破壊検査が可能なように、試験装置を設置できる設計とする。

使用しない。

蒸気発生器２ 次側による炉心冷却（蒸気放出）及び１ 次冷却系統の減圧に使用する主蒸気逃がし弁は、他系統と独立した試験系統又は通常時の系統構成により機能・性能及び漏えいの有無の確・先行 BWR 電力との設計方針の相違。

認が可能な設計とする。

ブローアウトパネルは第 46 条にて重大事故等対処

主蒸気逃がし弁は、分解が可能な設計とする。

設備に位置付けていない。

タービン動補助給水ポンプの機能回復に使用するタービン動補助給水ポンプ及びタービン動補
助給水ポンプ駆動蒸気入口弁は、他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有無の・過渡時自動減圧機能は 6.8 にて示す。

確認が可能な設計とする。

・非常用窒素供給系は 6.8 にて示す。

タービン動補助給水ポンプ駆動蒸気入口弁は、分解が可能な設計とする。

・非常用逃がし安全弁駆動系は 6.8 にて示す。

電動補助給水ポンプの機能回復に使用する電動補助給水ポンプは、他系統と独立した試験系統に・代替電源設備は 10.2 にて示す。

より機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
主蒸気逃がし弁の機能回復に使用する主蒸気逃がし弁は、他系統と独立した試験系統又は通常時の系統構成により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
窒素ボンベによる加圧器逃がし弁の機能回復に使用する窒素ボンベ（加圧器逃がし弁用）は、加圧器逃がし弁駆動用空気配管への窒素供給により、弁の開閉試験を行うことで、機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
窒素ボンベ（加圧器逃がし弁用）は規定圧力及び外観の確認が可能な設計とする。
窒素ボンベによる加圧器逃がし弁の機能回復、可搬型バッテリによる加圧器逃がし弁の機能回復及び加圧器逃がし弁による１次冷却系統の減圧に使用する加圧器逃がし弁は、他系統と独立した試験系統又は通常時の系統構成により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
可搬型バッテリによる加圧器逃がし弁の機能回復に使用する可搬型バッテリ（加圧器逃がし弁用）は、電磁弁への電源供給により弁の開閉を行うことで、機能・性能の確認が可能な設計とする。
可搬型バッテリ（加圧器逃がし弁用）は電圧測定が可能な設計とする。
インターフェイスシステム LOCA 時の１次冷却材の漏えい量抑制として、余熱除去系統の隔離に使用する余熱除去ポンプ入口弁は、手動による開閉確認及び専用工具で規定トルクによる開閉確認

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玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考が可能な設計とする。また、分解が可能な設計とする。

第 5.5.1 表 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備（常設）の設備仕様（1） 加圧器逃がし弁

第 5.8−1 表 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備（常設）の設備仕様(1) 逃がし安全弁兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・１次冷却設備（通常運転時等）

・主蒸気系

・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・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を減圧するための設備

型式

バネ式（アクチュエータ付）

・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備

個

数

18

型式

空気作動式

個数

２

最高使用圧力17.16MPa［gage］（安全弁機能）吹出圧力
MPa[gage]

弁個数

容量／個 t／h（吹出し圧力×1.03において）

360℃

7.78

2

385.2

約 362℃（重大事故等時における使用時の値）

8.10

4

400.5

吹出容量

約 95t／h（１個当たり）

8.16

4

403.9

材料

ステンレス鋼

8.23

4

407.2

8.30

4

410.6

吹出圧力
MPa[gage]

弁個数

容量／個 t／h（吹出し圧力において）・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

7.37

2

354.6

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

7.44

4

357.8

・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

7.51

4

361.1

7.58

4

364.3

7.64

4

367.6

約 18.9MPa［gage］（重大事故等時における使用時の値）
最高使用温度（2） 高圧注入ポンプ
兼用する設備は以下のとおり。

（逃がし弁機能）・高圧注入系
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

型式

うず巻式

台数

２

容量

約 320m３／h（１台当たり）

最高使用圧力16.7MPa［gage］

最高使用温度

150℃

揚程

約 960m

接液部材料

ステンレス鋼（3） 燃料取替用水タンク
兼用する設備は以下のとおり。

(2) 自動減圧機能用アキュムレータ
兼用する設備は以下のとおり。
・主蒸気系
・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
個

数

7

容

量

0.25m３／個

・高圧注入系

17／27

玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考(3) 高圧炉心スプレイ系注入弁

・低圧注入系
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備兼用する設備は以下のとおり。

・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

・非常用炉心冷却系

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備

型

式

仕切弁

・原子炉格納容器スプレイ設備

個

数

1

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

最高使用圧力10.7MPa・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

最高使用温度302℃

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備(4) 原子炉隔離時冷却系注入弁兼用する設備は以下のとおり。

・火災防護設備型式

たて置円筒型・原子炉隔離時冷却系

基数

１・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

容量

約 2,100m３

型

式

仕切弁

最高使用圧力

大気圧

個

数

1

最高使用温度

95℃

最高使用圧力10.7MPa

ほう素濃度

3,100ppm 以上

最高使用温度302℃

材料

ステンレス鋼設置高さ

EL.0.0m

距離約 70m（３号炉心より）(5) 低圧炉心スプレイ系注入弁兼用する設備は以下のとおり。
・非常用炉心冷却系（4） 電動補助給水ポンプ

・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備兼用する設備は以下のとおり。

型

式

仕切弁

・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

個

数

1

・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

最高使用圧力8.62MPa・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

最高使用温度

302℃・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備(6) 残留熱除去系Ａ系注入弁

・給水設備
・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備兼用する設備は以下のとおり。

型式

うず巻式

・非常用炉心冷却系

台数

２

・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

容量

約 140m３／h（１台当たり）

型

式

仕切弁

揚程

約 950m

個

数

1

電動機

約 650kW（１台当たり）

最高使用圧力8.62MPa

本体材料

合金鋼

最高使用温度302℃（5） タービン動補助給水ポンプ
兼用する設備は以下のとおり。

18／27

玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

東海第二発電所

備考(7) 残留熱除去系Ｂ系注入弁

・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備兼用する設備は以下のとおり。

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・非常用炉心冷却系

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

・給水設備

型

式

仕切弁

・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備

個

数

1

型式

うず巻式（蒸気加減弁付）

最高使用圧力8.62MPa

台数

１

最高使用温度

302℃

３

容量

約 250m ／h

揚程

約 950m

本体材料

合金鋼(8) 残留熱除去系Ｃ系注入弁兼用する設備は以下のとおり。
・非常用炉心冷却系
・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備（6） 蒸気発生器兼用する設備は以下のとおり。

型

式

仕切弁

・１次冷却設備（通常運転時等）

個

数

1

・１次冷却設備（重大事故等時）

最高使用圧力8.62MPa・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

最高使用温度302℃

・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低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
型式

たて置Ｕ字管式熱交換器型

基数４

胴側最高使用圧力

8.17MPa［gage］
約 8.8MPa［gage］（重大事故等時における使用時の値）

管側最高使用圧力17.16MPa［gage］
約 18.9MPa［gage］（重大事故等時における使用時の値）

１次冷却材流量約 15,000t／h（１基当たり）

主蒸気運転圧力（定格出力時） 約 6.03MPa［gage］
主蒸気運転温度（定格出力時） 約 277℃
蒸気発生量（定格出力時）

約 1,690t／h（１基当たり）

出口蒸気湿分

0.25wt％以下

伝熱面積

約 4,870m２（１基当たり）

伝熱管
本数

3,382（１基当たり）

外径

約 22.2mm

厚さ

約 1.3mm

胴部外径

19／27

玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第４６条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉
上部

約 4.5m下部

約 3.4m

全高

約 21m

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

東海第二発電所

備考

材料
本体

低合金鋼及び低合金鍛鋼

伝熱管

ニッケル・クロム・鉄合金

管板肉盛り

ニッケル・クロム・鉄合金

水室肉盛り

ステンレス鋼（7） 復水タンク
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・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低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・２次系補給水設備
・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
型式

たて置円筒型基数１

容量

約 1,200m３

本体材料

炭素鋼

設置高さ

EL.＋11.3m

距離約 40m（３号炉心より）（8） 主蒸気逃がし弁
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・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低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・主蒸気系統設備
・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
型式

空気作動式

個数

４

20／27

玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第４６条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉
口径

６B

容量

約 177t／h（１個当たり）最高使用圧力8.17MPa［gage］

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

東海第二発電所

備考

約 8.8MPa［gage］（重大事故等時における使用時の値）
最高使用温度

298℃
約 346℃（重大事故等時における使用時の値）

本体材料

炭素鋼

（9） タービン動補助給水ポンプ駆動蒸気入口弁兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
・給水設備
型式

電気直流作動式

個数

２

最高使用圧力8.17MPa［gage］
約 8.8MPa［gage］（重大事故等時における使用時の値）

最高使用温度

298℃
約 346℃（重大事故等時における使用時の値）

本体材料

炭素鋼

（10） 余熱除去ポンプ入口弁
兼用する設備は以下のとおり。
・余熱除去設備・低圧注入系
・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
型式

手動式（専用の工具で遠隔操作可能）個数

２

最高使用圧力4.5MPa［gage］

最高使用温度200℃

本体材料

ステンレス鋼21／27

玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

第 5.5.2 表 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備（可搬型）の設備仕様（1） 窒素ボンベ（加圧器逃がし弁用）
種類

鋼製容器

個数

４（予備２）

容量

約 46.7 （１個当たり）最高使用圧力14.7MPa［gage］

供給圧力

0.91MPa［gage］（減圧後圧力）（2） 可搬型バッテリ（加圧器逃がし弁用）（３号及び４号炉共用）
型式

鉛蓄電池

個数

４（予備２）

容量

約 7.2A・h（１個当たり）

電圧

132V

22／27

玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

玄海原子力発電所 ３／４号炉

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】
東海第二発電所

備考

23／27

玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

玄海原子力発電所 ３／４号炉

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】
東海第二発電所

備考

24／27

玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

玄海原子力発電所 ３／４号炉

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】
東海第二発電所

備考

25／27

玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

玄海原子力発電所 ３／４号炉

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】
東海第二発電所

備考

26／27

玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

玄海原子力発電所 ３／４号炉

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】
東海第二発電所

備考

27／27

玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉
5.5 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考「6.8 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備」を以下のとおり追加「6.8 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備」を以下のとおり追加

過渡時自動減圧機能の追加要求は BWR 特

する。

する。

有のため、色分けは，先行 BWR との差異を記載する。先行 PWR は，要求事項に論6.8 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

6.8 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

理回路の追設がないため補正書への記載はない。
なお，過渡時自動減圧機能は計測制御系

5.5.1 概要

6.8.1 概要

6.8.1 概要

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

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

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

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

減圧するために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。

ために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。

ために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備の説明図及び系統概要図を第原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備の系統概要図を第 6.8−1 図

図から第 5.5.5 図に示す。

6.8−1 図及び第 6.8−2 図に示す。

及び第 6.8−3 図に示す。

5.5.2 設計方針

6.8.2 設計方針

6.8.2 設計方針

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備の概略系統図を第 5.5.1

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，原子炉冷却材圧力

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，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧時に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

バウンダリが高圧時に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の設備として，逃がし安全弁を作動させる代替自動減圧ロジック（代替自動減めの設備として，逃がし安全弁（自動減圧機能）を作動させる過渡時自動減圧及

圧機能）及び高圧窒素ガス供給系を設ける。

び非常用窒素ガス供給系並びに逃がし安全弁（逃がし弁機能）を作動させる非常

逃がし安全弁については，「5.5 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備」に記載する。

用逃がし安全弁駆動系を設ける。

統施設（6 章）に記載する。

・先行 BWR と記載箇所の相違。記載箇所
を先行 PWR と合わせた。
・上記と同様技術的能力と整合。

逃がし安全弁（自動減圧機能）及び逃がし安全弁（逃がし弁機能）については，「5.5 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備」に記載する。

・先行 PWR と整合・「等」とは，計器故障，ケ−ブル故障、要因が複数あるため記載
・設備名称の相違（技術的能力と整合）
・先行 BWR は低圧炉心スプレイ系ポンプ
を論理回路条件としていない。
・有効性評価の評価結果（2 個動作で炉心損傷に至らない）を考慮した動作対象台数を選定しているため。
・起動阻止スイッチは，自動減圧機能及び過渡時自動減圧機能の動作を防止することで，冷水の注水を防止し,原子炉を未臨界にするために設置するものであるた
め，東 2 は原子炉を未臨界のするための1／28

玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉（1） フロントライン系故障時に用いる設備

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉(1) フロントライン系故障時に用いる設備

東海第二発電所(1) フロントライン系故障時に用いる設備

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、１次冷却系統の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，原子炉冷却材圧

減圧のための設備及び１次冷却系統の減圧と併せて原子炉を冷却するための力バウンダリが高圧時に炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止設備として以下の重大事故等対処設備（１次系のフィードアンドブリード）をするための設備として重大事故等対処設備（原子炉減圧の自動化）を設ける。

備考
設備と位置づけ 44 条で整理している。
（以降標記の理由は、※１と同様の理由と記載）設ける。また、２次冷却系からの除熱を用いた１次冷却系統の減圧のための設備として以下の重大事故等対処設備（蒸気発生器２次側による炉心冷却（注水）及び蒸気発生器２次側による炉心冷却（蒸気放出））を設ける。
a. 原子炉減圧の自動化
a. １次系のフィードアンドブリード
電動補助給水ポンプ及びタービン動補助給水ポンプ、復水タンク又は主蒸気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，代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）を使用する。

a． 原子炉減圧の自動化
逃がし安全弁の自動減圧機能（以下「自動減圧系」という。
）が喪失した場合

・表現の相違。先行 PWR に合わせた。

の重大事故等対処設備（原子炉減圧の自動化）として，過渡時自動減圧機能を・設備名称の相違（技術的能力と整合）使用する。

・※１と同様の理由（頁 2/27）

逃がし弁の故障等により２次冷却系からの除熱を用いた１次冷却系統の減圧

代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）は，原子炉水位低（レベル 1）及び機能が喪失した場合の重大事故等対処設備（１次系のフィードアンドブリー

残留熱除去系ポンプ運転（低圧注水モード）の場合に，逃がし安全弁用電磁弁を逃がし安全弁（自動減圧機能）の過渡時自動減圧機能は，原子炉水位異常低ド）として、１次冷却設備の加圧器逃がし弁並びに非常用炉心冷却設備のうち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

下（レベル 1）及び残留熱除去系ポンプ又は低圧炉心スプレイ系ポンプが運転・過渡時自動減圧機能により動作する逃高圧注入系の高圧注入ポンプ及び燃料取替用水タンクを使用する。

ンダリを減圧させることができる設計とする。18 個の逃がし安全弁のうち，4 個している場合に，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

がし安全弁（自動減圧機能）の B,C 弁をがこの機能を有している。

弁（過渡時自動減圧機能）を強制的に開放し，原子炉冷却材圧力バウンダリを逃がし安全弁（過渡時自動減圧機能）と減圧させることができる設計とする。18 個の逃がし安全弁のうち，2 個がこの記載している。

機能を有している。

技術的能力と整合。

加圧器逃がし弁は、開操作することにより１次冷却系統を減圧できる設計とする。また、燃料取替用水タンクを水源とした高圧注入ポンプは、炉心へほう

なお，原子炉緊急停止失敗時に自動減圧系が作動すると，高圧炉心注水系及び酸水を注入することで１次冷却系統をフィードアンドブリードできる設計と低圧注水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，自動減する。

圧系の起動阻止スイッチにより自動減圧系及び代替自動減圧ロジック（代替自動

具体的な設備は，以下のとおりとする。

減圧機能）による自動減圧を阻止する。

・過渡時自動減圧機能

具体的な設備は、以下のとおりとする。
・加圧器逃がし弁

主要な設備は，以下のとおりとする。

・高圧注入ポンプ

・代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）・燃料取替用水タンク

・自動減圧系の起動阻止スイッチを減圧するための設備）
・自動減圧機能用アキュムレータ（5.8 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧

その他，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処設

重大事故等対処設備として使用する。

備（設計基準拡張）として使用し，設計基準事故対処設備である逃がし安全弁を

b. 蒸気発生器２次側による炉心冷却（注水）

重大事故等対処設備として使用する。

加圧器逃がし弁の故障により１次冷却系統の減圧機能が喪失した場合の重・逃がし安全弁（過渡時自動減圧機能）（5.8 原子炉冷却材圧力バウンダリするための設備）

その他、設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機並
びに１次冷却設備の蒸気発生器、１次冷却材ポンプ、原子炉容器及び加圧器を・記載箇所の相違。先行 PWR と整合

その他，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備の２Ｃ 非常用デ・設備名称の相違（技術的能力と整合）ィーゼル発電機及び２Ｄ 非常用ディーゼル発電機を重大事故等対処設備として使用する。

大事故等対処設備（蒸気発生器２次側による炉心冷却（注水））として、給水設
備の電動補助給水ポンプ及びタービン動補助給水ポンプ並びに１次冷却設備の蒸気発生器並びに２次系補給水設備の復水タンクを使用する。
復水タンクを水源とした電動補助給水ポンプ又はタービン動補助給水ポン
プは、蒸気発生器へ給水し、主蒸気逃がし弁を開操作することで、２次冷却系からの除熱により１次冷却系統を減圧できる設計とする。
具体的な設備は、以下のとおりとする。
・電動補助給水ポンプ
・タービン動補助給水ポンプ
・蒸気発生器・復水タンク

2／28

玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

その他、設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機を重大事故等対処設備として使用する。

c. 蒸気発生器２次側による炉心冷却（蒸気放出）
加圧器逃がし弁の故障により１次冷却系統の減圧機能が喪失した場合の重大事故等対処設備（蒸気発生器２次側による炉心冷却（蒸気放出））として、主蒸気系統設備の主蒸気逃がし弁を使用する。
主蒸気逃がし弁を開操作することで、２次冷却系からの除熱により１次冷却系統を減圧できる設計とする。
具体的な設備は、以下のとおりとする。
・主蒸気逃がし弁（2） サポート系故障時に用いる設備(2)サポート系故障時に用いる設備(2) サポート系故障時に用いる設備(a)非常用窒素供給系による窒素確保に

a. タービン動補助給水ポンプの機能回復
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、タービン動補助
給水ポンプの機能回復のための設備として以下の重大事故等対処設備（タービン動補助給水ポンプの機能回復）を設ける。
常設直流電源系統が喪失した場合を想定した重大事故等対処設備（タービン
動補助給水ポンプの機能回復）として、タービン動補助給水ポンプの蒸気加減弁及びタービン動補助給水ポンプ駆動蒸気入口弁を使用する。

a. 逃がし安全弁の作動に必要な窒素ガス喪失時の減圧
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，高圧窒素ガス供給系を使用する。
高圧窒素ガス供給系は，逃がし安全弁の作動に必要な逃がし弁機能用アキュム

a． 逃がし安全弁の作動に必要な窒素喪失時の減圧
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設備として，重大事故等対処設備（非常用窒素供給系によついて，先行 BWR 電力と記載方針や表現は異なるが，対応手段に実質的な相違はない。

る窒素確保及び非常用逃がし安全弁駆動系による原子炉減圧）を設ける。

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，逃がし安全弁の作動に必要な窒素ガスを供給できる設計とする。
なお，高圧窒素ガスボンベの圧力が低下した場合は，現場で高圧窒素ガスボン(a) 非常用窒素供給系による窒素確保
逃がし安全弁の作動に必要なアキュムレータ（逃がし弁機能用及び自動タービン動補助給水ポンプは、現場での人力による専用の工具を用いたター

ベの切替え及び取替えが可能な設計とする。

ビン動補助給水ポンプの蒸気加減弁の操作、専用の注油器による軸受油供給及主要な設備は，以下のとおりとする。

のための重大事故等対処設備（非常用窒素供給系による窒素確保）として， ・先行 BWR 電力との記載方針の相違。

び人力によるタービン動補助給水ポンプ駆動蒸気入口弁の操作により機能を・高圧窒素ガスボンベ

非常用窒素供給系を使用する。

減圧機能用）の供給圧力が喪失した場合を想定した逃がし安全弁機能回復

非常用窒素供給系は，高圧窒素ボンベ（非常用窒素供給系）から逃がし回復できる設計とする。

ボンベ切替については，5.8.2.5 操作性の確保で示すため本項には記載しない。

本系統の流路として，高圧窒素ガス供給系の配管及び弁並びに逃がし弁機能用

安全弁（自動減圧機能）に窒素を供給し，逃がし安全弁（自動減圧機能）を・先行 BWR 電力との記載方針の相違

・タービン動補助給水ポンプ（蒸気加減弁付）

アキュムレータ及び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作動させることで原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧できる設計とする。

具体的な設備の逃がし安全弁は，作動に・タービン動補助給水ポンプ駆動蒸気入口弁使用する。

具体的な設備は、以下のとおりとする。

その他，設計基準事故対処設備である逃がし安全弁を重大事故等対処設備としb. 電動補助給水ポンプの機能回復
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、電動補助給水ポて使用する。

具体的な設備は，以下のとおりとする。

中央制御室での操作が必要であることか・高圧窒素ボンベ（非常用窒素供給系）（6.8 原子炉冷却材圧力バウン

ら，逃がし安全弁（自動減圧機能）具体

ダリを減圧するための設備）

的な設備に記載する

・逃がし安全弁（自動減圧機能）

・具体的な設備の説明
高圧窒素ボンベ（非常用窒素供給系）かンプの機能回復のための設備として以下の重大事故等対処設備（電動補助給水ポンプの機能回復）を設ける。
全交流動力電源が喪失した場合を想定した重大事故等対処設備（電動補助給水ポンプの機能回復）として、代替電源設備の大容量空冷式発電機を使用する。
電動補助給水ポンプは、大容量空冷式発電機より給電することで機能を回復

本系統の流路として，非常用窒素供給系の配管及び弁並びに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。

らの窒素供給は，逃がし安全弁開保持のための対応であり，アキュムレータの蓄圧能力に期待しないことから，具体的な設備には記載しない。

できる設計とする。

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玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

具体的な設備は、以下のとおりとする。
・大容量空冷式発電機（10.2 代替電源設備）

その他、設計基準事故対処設備である給水設備の電動補助給水ポンプを重大事故等対処設備として使用する。

c. 主蒸気逃がし弁の機能回復(b) 非常用逃がし安全弁駆動系による原子炉減圧・先行 BWR 電力との設備の相違

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、主蒸気逃がし弁

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

代替逃がし安全弁駆動系は，非常用窒供の機能回復のための設備で可搬型コンプレッサー又は窒素ボンベ等と同等以上

弁の機能回復のための設備として，重大事故等対処設備（非常用逃がし安給系と独立した系統であり，中央制御室の効果を有する措置として以下の重大事故等対処設備（主蒸気逃がし弁の機能

全弁駆動系による原子炉減圧）を設ける。

からの操作の他，人力による弁操作で逃逃がし安全弁の作動に必要なアキュムレータ（逃がし弁機能用及び自動がし安全弁を作動させる事ができる設計

全交流動力電源喪失又は常設直流電源系統が喪失した場合を想定した重大減圧機能用）の供給圧力が喪失した場合を想定した逃がし安全弁機能回復とすることで，電磁弁作動との多様性を事故等対処設備（主蒸気逃がし弁の機能回復）として、主蒸気系統設備の主蒸のための重大事故等対処設備（非常用逃がし安全弁駆動系による原子炉減確保することができるため，本系統を重

気逃がし弁を使用する。

圧）として，非常用逃がし安全弁駆動系を使用する。

大事故等対処設備として位置付けてい

回復）を設ける。

主蒸気逃がし弁は、人力操作により、現場における可搬型コンプレッサー又

非常用逃がし安全弁駆動系は，設計基準対象施設である窒素供給系からは窒素ボンベ等の接続と同等以上の作業の迅速性を有する設計とする。また、独立した系統とし，高圧窒素ボンベ（非常用逃がし安全弁駆動系）から逃

主蒸気逃がし弁は、駆動軸を人力で直接操作することによる操作の確実性及びがし安全弁（逃がし弁機能）に直接窒素を供給することで，逃がし安全弁

空気作動に対する多様性を有する設計とする。

（逃がし弁機能）2 個を作動させることで原子炉冷却材圧力バウンダリを・逃がし安全弁駆動系の補足説明

減圧できる設計とする。

逃がし安全弁駆動系は，逃がし安全弁用

具体的な設備は、以下のとおりとする。
・主蒸気逃がし弁

d. 窒素ボンベによる加圧器逃がし弁の機能回復策設備としている）

具体的な設備は，以下のとおりとする。

電磁弁の排気側に取り付けられた自圧式・逃がし安全弁（逃がし弁機能）

切換弁を介して，逃がし安全弁に窒素を・高圧窒素ボンベ（非常用逃がし安全弁駆動系）（6.8 原子炉冷却材圧供給するため，アキュムレータを流路として使用することはない。また，自圧式

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を減圧するための設備のうち、加圧器逃がし弁る。
（先行 BWR 電力では類似系統を自主対の機能回復のための設備として以下の可搬型重大事故防止設備（窒素ボンベに・常設代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）

切換弁は一次側（高圧窒素ボンベ）の窒よる加圧器逃がし弁の機能回復）を設ける。

・可搬型代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）

素圧力を受けて自動的に逃がし安全弁側への流路に切り替わる構造であるため，

全交流動力電源喪失に伴い駆動用空気が喪失した場合を想定した可搬型重
大事故防止設備（窒素ボンベによる加圧器逃がし弁の機能回復）として、窒素ボンベ（加圧器逃がし弁用）を使用する。

非常用交流電源設備については，「10.1 非常用電源設備」に記載する。

本系統の流路として，非常用逃がし安全弁駆動系の配管及び弁を重大事故

電磁弁の作動も不要な設計としている。

等対処設備として使用する。

窒素ボンベ（加圧器逃がし弁用）は、加圧器逃がし弁に窒素を供給し、空気作動弁である加圧器逃がし弁を作動させることで１次冷却系統を減圧できる設計とする。

２Ｃ

非常用ディーゼル発電機及び２Ｄ

非常用ディーゼル発電

具体的な設備は、以下のとおりとする。

機は，設計基準事故対処設備であるとともに，重大事故等時におい・窒素ボンベ（加圧器逃がし弁用）ても使用するため，「1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方
針」に示す設計方針を適用する。ただし，多様性，位置的分散を考その他、設計基準事故対処設備である１次冷却設備の加圧器逃がし弁を重大事故等対処設備として使用する。

慮すべき対象の設計基準事故対処設備はないことから，1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針」のうち多様性，位置的分散の設計方針は適用しない。
２Ｃ 非常用ディーゼル発電機，２Ｄ 非常用ディーゼル発電機，常設代

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基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉
e. 可搬型バッテリによる加圧器逃がし弁の機能回復
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、常設直流電源系

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

替直流電源設備及び可搬型代替直流電源設備については，「10.2 代替電源設備」に示す。

統が喪失した場合を想定した加圧器逃がし弁の機能回復のための設備として以下の可搬型重大事故防止設備（可搬型バッテリによる加圧器逃がし弁の機能回復）を設ける。
常設直流電源系統が喪失した場合を想定した可搬型重大事故防止設備（可搬型バッテリによる加圧器逃がし弁の機能回復）として、可搬型代替直流電源設
備の可搬型バッテリ（加圧器逃がし弁用）を使用する。
可搬型バッテリ（加圧器逃がし弁用）は、加圧器逃がし弁の電磁弁へ給電し、空気作動弁である加圧器逃がし弁を作動させることで１次冷却系統を減圧できる設計とする。
具体的な設備は、以下のとおりとする。
・可搬型バッテリ（加圧器逃がし弁用）（３号及び４号炉共用）

その他、設計基準事故対処設備である１次冷却設備の加圧器逃がし弁を重大事故等対処設備として使用する。

（3） 炉心損傷時における高圧溶融物放出及び格納容器雰囲気直接加熱の防止に用いる設備

a. 加圧器逃がし弁による１次冷却系統の減圧
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、炉心損傷時における高圧溶融物放出及び格納容器雰囲気直接加熱を防止するための設備として以下の重大事故等対処設備（加圧器逃がし弁による１次冷却系統の減圧）を設ける。
重大事故等対処設備（加圧器逃がし弁による１次冷却系統の減圧）として、１次冷却設備の加圧器逃がし弁を使用する。
具体的な設備は、以下のとおりとする。
・加圧器逃がし弁（4） 蒸気発生器伝熱管破損発生時に用いる設備

a. １次冷却系統の減圧
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、蒸気発生器伝熱管破損発生時に１次冷却材の原子炉格納容器外への漏えい量を抑制するための設備として以下の重大事故等対処設備（１次冷却系統の減圧）を設ける。

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基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

重大事故等対処設備（１次冷却系統の減圧）として、給水設備の電動補助給水ポンプ及びタービン動補助給水ポンプ並びに２次系補給水設備の復水タン
ク並びに１次冷却設備の蒸気発生器及び加圧器逃がし弁並びに主蒸気系統設
備の主蒸気逃がし弁並びに非常用炉心冷却設備のうち高圧注入系の高圧注入ポンプ及び燃料取替用水タンクを使用する。
具体的な設備は、以下のとおりとする。
・電動補助給水ポンプ
・タービン動補助給水ポンプ
・復水タンク・蒸気発生器・主蒸気逃がし弁・高圧注入ポンプ・燃料取替用水タンク
・加圧器逃がし弁（5） インターフェイスシステム LOCA 発生時に用いる設備
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、インターフェイ
スシステム LOCA 発生時に１次冷却材の原子炉格納容器外への漏えい量を抑制するための設備として以下の重大事故等対処設備（１次冷却系統の減圧及び１次冷却材の漏えい量抑制）を設ける。

a. １次冷却系統の減圧
重大事故等対処設備（１次冷却系統の減圧）として、給水設備の電動補助給水ポンプ及びタービン動補助給水ポンプ並びに２次系補給水設備の復水タン
ク並びに１次冷却設備の蒸気発生器及び加圧器逃がし弁並びに主蒸気系統設
備の主蒸気逃がし弁並びに非常用炉心冷却設備のうち高圧注入系の高圧注入ポンプ及び燃料取替用水タンクを使用する。
具体的な設備は、以下のとおりとする。
・電動補助給水ポンプ
・タービン動補助給水ポンプ
・復水タンク・蒸気発生器・主蒸気逃がし弁・高圧注入ポンプ・燃料取替用水タンク
・加圧器逃がし弁

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基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

b. １次冷却材の漏えい量抑制
重大事故等対処設備（１次冷却材の漏えい量抑制）として、インターフェイ
スシステム LOCA 時において１次冷却材の漏えい量を抑制するため、余熱除去
ポンプ入口弁を使用する。
余熱除去系統の隔離に使用する余熱除去ポンプ入口弁は、専用の工具を用いることで離れた場所から弁駆動機構を介して遠隔操作できる設計とする。
具体的な設備は、以下のとおりとする。
・余熱除去ポンプ入口弁

ディーゼル発電機は、設計基準事故対処設備であるとともに、重大事故等時においても使用するため、「1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針」に示す設計方針を適用する。ただし、多様性、位置的分散等を考慮すべき対象の設計基準事故対処設備はないことから、「1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針」のうち多様性、位置的分散等の設計方針は適用しない。

ディーゼル発電機及び大容量空冷式発電機については「10.2 代替電源設備」にて記載する。１次冷却設備を構成する蒸気発生器、１次冷却材ポンプ、
原子炉容器及び加圧器については、「5.1 １次冷却設備 5.1.2 重大事故等時」にて記載する。

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基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉
5.5.2.1 多様性、位置的分散
基本方針については、「1.1.7.1 多様性、位置的分散、悪影響防止等」に示

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
6.8.2.1 多様性，位置的分散
基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

東海第二発電所
6.8.2.1 多様性，位置的分散
基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

・東 2 はアナログ回路のため，ディジタ

す。
代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）は，自動減圧系と共通要因によ加圧器逃がし弁及び高圧注入ポンプを使用した１次系のフィードアンドブって同時に機能を損なわないよう，論理回路をアナログ回路で構築すること

リードは、電動補助給水ポンプ、タービン動補助給水ポンプ及び主蒸気逃がし

で，ディジタル回路で構築する自動減圧系に対して多様性を有する設計とす

弁を使用した２次冷却系からの除熱を用いた１次冷却系統の減圧と異なる手る。

段を用いることで多様性を持つ設計とする。また、燃料取替用水タンクを水源とすることで、復水タンクを水源とする２次冷却系からの除熱を用いた１次冷却系統の減圧に対して異なる水源を持つ設計とする。
加圧器逃がし弁は、原子炉格納容器内に設置し、高圧注入ポンプは、原子炉補助建屋内に設置し、燃料取替用水タンクは、燃料取替用水タンク建屋内に設置することで、原子炉周辺建屋内の電動補助給水ポンプ、タービン動補助給水
ポンプ、復水タンク及び主蒸気逃がし弁と位置的分散を図る設計とする。
電動補助給水ポンプ、タービン動補助給水ポンプ、復水タンク、蒸気発生器
及び主蒸気逃がし弁を使用した２次冷却系からの除熱を用いた１次冷却系統の減圧は、加圧器逃がし弁による１次冷却系統の減圧と異なる手段を用いることで、多様性を持つ設計とする。
電動補助給水ポンプ、タービン動補助給水ポンプ、復水タンク及び主蒸気逃

備考

代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）は，他の設備と電気的に分離することで，共通要因によって同時に機能を損なわない設計とする。

過渡時自動減圧機能は，動作条件に格納容器圧力高がなく，動作条件に格納容器圧力高がある自動減圧系に対して多様性を有する設計とする。
過渡時自動減圧機能は，他の設備と電気的に分離することで，共通要因によって同時に機能を損なわない設計とする。
過渡時自動減圧機能は，自動減圧系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，自動減圧系の制御盤と位置的分散を図る設計とする。

ル回路の記載は出来ないことから，過渡時自動減圧機能の論理回路と自動減圧系の論理回路の差異による多様性を記載。
先行 PWR の逐条 44 条の多様性の記載に「原子炉トリップスイッチを使用した手動による原子炉緊急停止系は，手動によ代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）は，自動減圧系と共通要因によ

高圧窒素ボンベ（非常用窒素供給系）は，予備のボンベも含めて，原子炉建屋

り原子炉トリップ出来ることで，自動にって同時に機能を損なわないよう，自動減圧系の制御盤と位置的分散を図る設

原子炉棟内に分散して保管及び設置することで，原子炉格納容器内の逃がし安全

よる原子炉トリップに対し多様性を持つ計とする。

弁（自動減圧機能用）のアキュムレータと共通要因によって同時に機能を損なわ設計」と記載。

ないよう位置的分散を図る設計とする。

・設備名称の相違（技術的能力と整合）

高圧窒素ガスボンベは，予備のボンベも含めて，原子炉建屋内の原子炉区域外に分散して保管及び設置することで，原子炉格納容器内の自動減圧機能用ア

高圧窒素ボンベ（非常用逃がし安全弁駆動系）は，予備のボンベも含めて，原キュムレータ及び逃がし弁機能用アキュムレータと共通要因によって同時に

子炉建屋原子炉棟内に分散して保管及び設置することで，原子炉格納容器内の逃・先行 BWR 電力では，非常用逃がし安全機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。

がし安全弁（逃がし弁機能）の逃がし弁機能用アキュムレータと共通要因によっ

弁駆動系の類似系統を自主対策設備として同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。

て位置付けているため記載はない。
・新設 SA 設備（非常用逃がし安全弁駆動系）追加に伴う記載項目追加

がし弁は、原子炉周辺建屋内に設置し、蒸気発生器は、原子炉格納容器内の加圧器逃がし弁と壁で分離された位置に設置することで、位置的分散を図る設計とする。
タービン動補助給水ポンプの機能回復において、タービン動補助給水ポンプの蒸気加減弁は、専用の工具を用いて人力で操作できる設計とし、タービン動補助給水ポンプの軸受油は、専用の注油器を用いて人力で供給できる設計とする。タービン動補助給水ポンプ駆動蒸気入口弁は、ハンドルを設け、人力操作を可能とすることで、常設直流電源を用いた弁操作に対し、多様性を持つ設計とする。
電動補助給水ポンプの機能回復において、電動補助給水ポンプは、ディーゼ
ル発電機に対して多様性を持った大容量空冷式発電機から給電できる設計とする。電源設備の多様性、位置的分散については、「10.2 代替電源設備」にて記載する。
主蒸気逃がし弁の機能回復において主蒸気逃がし弁は、ハンドルを設けて人力操作を可能とすることで、空気作動に対し、多様性を持つ設計とする。
加圧器逃がし弁の機能回復において加圧器逃がし弁は、電磁弁の電源を可搬型バッテリ（加圧器逃がし弁用）から給電し、駆動用空気を窒素ボンベ（加圧器逃がし弁用）から供給することで、制御用空気及び常設直流電源を用いた弁操作に対し、多様性を持つ設計とする。

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基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

窒素ボンベ（加圧器逃がし弁用）は、通常時は接続せず、原子炉周辺建屋内のディーゼル発電機と異なる区画に保管することで、位置的分散を図る設計とする。
可搬型バッテリ（加圧器逃がし弁用）は、通常時は接続せず、原子炉補助建
屋内の３号炉の常設直流電源系統と異なる区画、かつ、４号炉の原子炉周辺建
屋内の常設直流電源系統と異なる区画、かつ、３号炉の原子炉周辺建屋内に分散して保管することで、位置的分散を図る設計とする。

5.5.2.2 悪影響防止
基本方針については、「1.1.7.1 多様性、位置的分散、悪影響防止等」に示

6.8.2.2 悪影響防止
基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

6.8.2.2 悪影響防止
基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
・設備名称の相違す。
代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）の論理回路は，自動減圧系とは別１次系のフィードアンドブリードに使用する加圧器逃がし弁、高圧注入ポンの制御盤に収納することで，自動減圧系に悪影響を及ぼさない設計とする。

過渡時自動減圧機能の論理回路は，自動減圧系とは別の制御盤に収納すること
で，自動減圧系に悪影響を及ぼさない設計とする。

・設備名称の相違
・先行 BWR は低圧炉心スプレイ系ポンプ

プ及び燃料取替用水タンクは、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系

代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）は，原子炉水位低（レベル 1）及び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

統構成で重大事故等対処設備として使用することで、他の設備に悪影響を及ぼ

残留熱除去系ポンプ吐出圧力高の検出器からの入力信号並びに論理回路からの逃

プ又は低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力高の検出器からの入力信号並びに論理を論理回路条件としていない。

さない設計とする。

がし安全弁用電磁弁制御信号を自動減圧系と共用するが，自動減圧系と電気的な回路からの逃がし安全弁（自動減圧機能）作動用電磁弁制御信号は，自動減圧系

・電気的な隔離装置は,先行 BWR は，アイ隔離装置を用いて信号を分離することで，自動減圧系に悪影響を及ぼさない設計と共有するが自動減圧系の信号は，制御リレーにより分離し，論理回路電源は，ソレータ（ディジタル回路）を使用。東とする。

配線用遮断器及びヒューズにより分離することで，自動減圧系に悪影響を及ぼさ

2 は，配線用遮断器，ヒューズ（アナログない設計とする。

回路）及び制御リレーを使用する。隔離

蒸気発生器２次側による炉心冷却（注水）に使用する電動補助給水ポンプ、タービン動補助給水ポンプ、蒸気発生器及び復水タンクは、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
蒸気発生器２次側による炉心冷却（蒸気放出）に使用する主蒸気逃がし弁は、

代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）は，他の設備と電気的に分離する
ことで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

過渡時自動減圧機能は，他の設備と電気的に分離することで，他の設備に悪影

自動減圧系の起動阻止スイッチは，代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能） 響を及ぼさない設計とする。
非常用窒素供給系は，通常時は弁により他の系統と隔離し，弁操作等により重設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備と自動減圧系で阻止スイッチ（ハードスイッチ）を共用しているが，スイッチのとして使用することで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

接点で分離することで，自動減圧系に悪影響を及ぼさない設計とする。

大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさな

タービン動補助給水ポンプの機能回復に使用するタービン動補助給水ポン

高圧窒素ガス供給系は，通常時は弁により他の系統と隔離し，弁操作等により重い設計とする。

プ及びタービン動補助給水ポンプ駆動蒸気入口弁は、設計基準対象施設として大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさな使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで、他い設計とする。

の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

非常用逃がし安全弁駆動系は，通常時は弁により他の系統と隔離し，弁操作等装置自体に差異があるものの，機能（隔離をするもの）に相違はない。
・設備名称の相違

・※１と同様の理由（頁 2/27）

により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

電動補助給水ポンプの機能回復に使用する電動補助給水ポンプは、設計基準
対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
主蒸気逃がし弁の機能回復に使用する主蒸気逃がし弁は、設計基準対象施設

・BWR は系統の切替で窒素を補給できるため系統で記載している。

として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用するこ・先行 BWR 電力では，非常用逃がし安全とで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

弁駆動系の類似系統を自主対策設備とし窒素ボンベによる加圧器逃がし弁の機能回復に使用する窒素ボンベ（加圧器て位置付けているため記載はない。

逃がし弁用）は、通常時に接続先の系統と分離された状態であること及び重大・新設 SA 設備（非常用逃がし安全弁駆動

事故等時は重大事故等対処設備としての系統構成とすることで、他の設備に悪系）追加に伴う記載項目追加

影響を及ぼさない設計とする。窒素ボンベによる加圧器逃がし弁の機能回復に

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基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

使用する加圧器逃がし弁は、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型バッテリによる加圧器逃がし弁の機能回復に使用する可搬型バッテ
リ（加圧器逃がし弁用）は、通常時に接続先の系統と分離された状態であること及び重大事故等時は重大事故等対処設備としての系統構成とすることで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。可搬型バッテリによる加圧器逃がし弁の機能回復に使用する加圧器逃がし弁は、設計基準対象施設として使用する
場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また、可搬型バッテリ（加圧器逃がし弁用）
は、設置場所において固縛によって固定することで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
加圧器逃がし弁による１次冷却系統の減圧に使用する加圧器逃がし弁は、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
１次冷却系統の減圧に使用する電動補助給水ポンプ、タービン動補助給水ポ
ンプ、復水タンク、蒸気発生器、主蒸気逃がし弁、高圧注入ポンプ、燃料取替用水タンク及び加圧器逃がし弁は、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
１次冷却材の漏えい量抑制としてインターフェイスシステム LOCA 時において、余熱除去系統の隔離に使用する余熱除去ポンプ入口弁は、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

5.5.2.3 容量等

6.8.2.3 容量等

6.8.2.3 容量等

基本方針については、「1.1.7.2 容量等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

２次冷却系からの除熱を用いた１次冷却系統の減圧機能が喪失した場合に代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）は，想定される重大事故等時にお過渡時自動減圧機能は，想定される重大事故等時において，炉心の著しい損傷

おける１次系のフィードアンドブリードとして使用する加圧器逃がし弁は、設

いて，炉心の著しい損傷を防止するために作動する回路であることから，炉心がを防止するために作動する回路であることから，炉心が露出しないように燃料有計基準事故時の１次冷却系統の減圧機能と兼用しており、設計基準事故時に使露出しないように有効燃料棒頂部より高い設定として，原子炉水位低（レベル 1） 効長頂部より高い設定として，原子炉水位異常低下（レベル 1）の信号の計器誤差用する場合の弁放出流量が、炉心崩壊熱により加圧された１次冷却系統を減圧の信号の計器誤差を考慮して確実に作動する設計とする。また，逃がし安全弁がを考慮して確実に作動する設計とする。また，逃がし安全弁が作動すると冷却材するために必要な弁放出流量に対して十分であるため、設計基準事故対処設備

作動すると冷却材が放出され，その補給に残留熱除去系による注水が必要であるが放出され，その補給に残留熱除去系ポンプ又は低圧炉心スプレイ系ポンプによ・先行 BWR は低圧炉心スプレイ系ポンプと同仕様で設計する。

ことから，原子炉水位低（レベル 1）及び残留熱除去系ポンプ運転（低圧注水モーる注水が必要であることから，原子炉水位異常低下（レベル 1）及び残留熱除去系

を論理回路条件としていない。

ド）の場合に作動する設計とする。

ポンプ又は低圧炉心スプレイ系ポンプが運転の場合に作動する設計とする。

２次冷却系からの除熱を用いた１次冷却系統の減圧機能が喪失した場合における１次系のフィードアンドブリードとして使用する高圧注入ポンプ及び高圧窒素ガス供給系の高圧窒素ガスボンベは想定される重大事故等時におい燃料取替用水タンクは、設計基準事故時にほう酸水を１次冷却系統に注入するて，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，逃がし安全弁

・設備名称及び表現の相違

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玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所機能と兼用しており、設計基準事故時に使用する場合のポンプ流量及びタンクを作動させ，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧させるために必要となる容量を

高圧窒素ボンベ（非常用窒素供給系）は，想定される重大事故等時において，

容量が、１次冷却系統の保有水を確保するために必要なポンプ流量及びタンク有するものを 1 セット 5 個使用する。保有数は，1 セット 5 個に加えて，故障

炉心の損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，逃がし安全弁（自動減圧・弁開動作に必要となる圧力，容量によ

容量に対して十分であるため、設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。

時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 20 個の合計 25 個を機能）を作動させ，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するために必要となる容る設置個数の相違保管する。

量を有するものを，1 セット 10 個（Ａ系統 5 個，Ｂ系統 5 個）使用する。保有数

蒸気発生器２次側による炉心冷却を用いた１次冷却系統の減圧機能として使用する電動補助給水ポンプ、タービン動補助給水ポンプ、蒸気発生器及び主は，1 セット 10 個，保守点検は目視点検であり，保守点検中でも使用可能である

蒸気逃がし弁は、設計基準事故時の蒸気発生器２次側による１次冷却系統の冷ため，保守点検用は考慮せずに，故障による待機除外時の予備用として 10 個の合却機能と兼用しており、設計基準事故時に使用する場合のポンプ流量、伝熱容計 20 個を保管する。

備考

・先行 BWR 電力では，非常用逃がし安全

量及び弁放出流量が、炉心崩壊熱により加圧された１次冷却系統を冷却するこ

高圧窒素ボンベ（非常用逃がし安全弁駆動系）は，想定される重大事故等時にとで減圧させるために必要なポンプ流量、伝熱容量及び弁放出流量に対して十おいて，炉心の損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，逃がし安全弁（自て位置付けているため記載はない。

分であるため、設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。

動減圧機能）を作動させ，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するために必要と・新設 SA 設備（非常用逃がし安全弁駆動

蒸気発生器２次側による炉心冷却（注水）を用いた１次冷却系統の減圧機能

なる容量を有するものを，1 セット 3 個（Ａ系統 3 個，Ｂ系統 3 個）使用する。

系）追加に伴う記載項目追加として使用する復水タンクは、蒸気発生器への給水量に対し、淡水又は海水を保有数は，1 セット 6 個及び故障による待機除外時の予備用として 6 個の合計補給するまでの間、水源を確保できる十分なタンク容量を有する設計とする。

弁駆動系の類似系統を自主対策設備とし12 個を保管する。

窒素ボンベ（加圧器逃がし弁用）は、供給先の加圧器逃がし弁が空気作動式であるため、重大事故等時に想定される原子炉格納容器圧力と弁全開に必要な圧力の和を設定圧力とし、配管分の加圧、弁作動回数及びリークしないことを考慮したボンベ容量に対して十分な容量を有したものを１セット４個（Ａ系統
２個、Ｂ系統２個）使用する。保有数は１セット４個、保守点検は目視点検であり、保守点検中でも使用可能であるため、保守点検用は考慮せずに、故障時のバックアップ用として２個の合計６個を保管する。
可搬型バッテリ（加圧器逃がし弁用）は、加圧器逃がし弁１個の作動時間を考慮した蓄電池容量を有するものを３号炉、４号炉それぞれで１セット２個使用する。保有数は３号炉、４号炉それぞれで１セット２個、保守点検は電圧測定であり、保守点検中でも使用可能であるため、保守点検用は考慮せずに、故障時のバックアップ用として２個の合計６個（３号及び４号炉共用）を保管する。
炉心溶融時における高圧溶融物放出及び格納容器雰囲気直接加熱を防止するために使用する加圧器逃がし弁は、設計基準事故時の１次冷却系統の減圧機能と兼用しており、設計基準事故時に使用する場合の弁放出流量が、炉心溶融
時に１次冷却系統を減圧させるために必要な弁放出流量に対して十分である
ため、設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
蒸気発生器伝熱管破損発生時に１次冷却材の原子炉格納容器外への漏えい
量を抑制するため、又はインターフェイスシステム LOCA 発生時に１次冷却材の原子炉格納容器外への漏えい量を抑制するために使用する電動補助給水ポ
ンプ、タービン動補助給水ポンプ、復水タンク、蒸気発生器及び主蒸気逃がし
弁は、設計基準事故時の蒸気発生器２次側による１次冷却系統の冷却機能と兼用しており、設計基準事故時に使用する場合のポンプ流量、タンク容量、伝熱
容量及び弁放出流量が、蒸気発生器伝熱管破損発生時の１次冷却材の漏えい量

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玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考を抑制するために必要なポンプ流量、タンク容量、伝熱容量及び弁放出流量に対して十分であるため、設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
蒸気発生器伝熱管破損発生時に１次冷却材の原子炉格納容器外への漏えい
量を抑制するため、又はインターフェイスシステム LOCA 発生時に１次冷却材の原子炉格納容器外への漏えい量を抑制するために使用する高圧注入ポンプ
及び燃料取替用水タンクは、設計基準事故時にほう酸水を１次冷却系統に注入する機能と兼用しており、設計基準事故時に使用する場合のポンプ流量及びタ
ンク容量が、１次冷却系統の保有水を確保するために必要なポンプ流量及びタンク容量に対して十分であるため、設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
蒸気発生器伝熱管破損発生時に１次冷却材の原子炉格納容器外への漏えい
量を抑制するため、又はインターフェイスシステム LOCA 発生時に１次冷却材の原子炉格納容器外への漏えい量を抑制するために使用する加圧器逃がし弁は、設計基準事故時の１次冷却系統の減圧機能と兼用しており、設計基準事故時に使用する場合の弁放出流量が、蒸気発生器伝熱管破損発生時の１次冷却材の漏えい量を抑制するために必要な弁放出流量に対して十分であるため、設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。

5.5.2.4 環境条件等

6.8.2.4 環境条件等

6.8.2.4 環境条件等

基本方針については、「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

減圧用の弁である加圧器逃がし弁は、想定される重大事故等が発生した場合

代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）は，中央制御室及び原子炉建屋原

過渡時自動減圧機能は，中央制御室，原子炉建屋付属棟及び原子炉建屋原子炉に確実に作動するように、原子炉格納容器内に設置し、制御用空気が喪失した

子炉区域内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計

棟内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

場合に使用する窒素ボンベ（加圧器逃がし弁用）の容量の設定も含めて、重大とする。

事故等時における環境条件を考慮した設計とする。操作は中央制御室で可能な設計とする。
高圧注入ポンプは、原子炉補助建屋内に設置し、重大事故等時における環境

自動減圧系の起動阻止スイッチは，中央制御室に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。自動減圧系の起動阻止スイッチの操作は，中央制御室で可能な設計とする。

条件を考慮した設計とする。また、インターフェイスシステム LOCA 時及び蒸気

高圧窒素ガス供給系は，想定される重大事故等時において，原子炉格納容器の発生器伝熱管破損時に破損側蒸気発生器の隔離に失敗する事故時に使用する圧力が設計圧力の2 倍となった場合においても逃がし安全弁を確実に作動するた設備であるため、これらの環境影響を受けない区画に設置するか又はこれらのめに必要な圧力を供給可能な設計とする。

事象が発生した場合の環境条件の変化を考慮した設計とする。操作は中央制御室で可能な設計とする。
燃料取替用水タンクは、燃料取替用水タンク建屋内に設置し、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。また、インターフェイスシステム
LOCA 時及び蒸気発生器伝熱管破損時に破損側蒸気発生器の隔離に失敗する事故時に使用する設備であるため、これらの環境影響を受けない区画に設置する設計とする。

高圧窒素ガス供給系の高圧窒素ガスボンベは，原子炉建屋内の原子炉区域外に保管及び設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
高圧窒素ガスボンベの予備との取替え及び常設設備との接続は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。

・建屋名称及び表現の相違

非常用窒素供給系は，想定される重大事故等時において，原子炉格納容器の圧力が設計圧力の 2 倍となった場合においても逃がし安全弁（自動減圧機能）を確

・※１と同様の理由（頁 2/27）

実に作動するために必要な圧力を供給可能な設計とする。
非常用逃がし安全弁駆動系は，想定される重大事故等時において，原子炉格納容器の圧力が設計圧力の 2 倍となった場合においても逃がし安全弁（自動減圧機能）を確実に作動するために必要な圧力を供給可能な設計とする。
高圧窒素ボンベ（非常用窒素供給系）は，原子炉建屋原子炉棟内に保管及び設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
高圧窒素ボンベ（非常用窒素供給系）の予備との取替及び常設設備との接続は，想定される重大事故時において，設置場所で可能な設計とする。
高圧窒素ボンベ（非常用逃がし安全弁駆動系）は，原子炉建屋原子炉棟内に保管及び設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
高圧窒素ボンベ（非常用逃がし安全弁駆動系）の予備との取替及び常設設備との接続は，想定される重大事故時において設置場所で可能な設計とする。

・先行 BWR 電力では，非常用逃がし安全
弁駆動系の類似系統を自主対策設備として位置付けているため記載はない。
・新設 SA 設備（非常用逃がし安全弁駆動系）追加に伴う記載項目追加

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玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

電動補助給水ポンプ、タービン動補助給水ポンプ及び復水タンクは、原子炉周辺建屋内に設置し、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
また、インターフェイスシステム LOCA 時及び蒸気発生器伝熱管破損時に破損側
蒸気発生器の隔離に失敗する事故時に使用する設備であるため、これらの環境影響を受けない区画に設置する設計とする。
電動補助給水ポンプの操作は中央制御室で可能な設計とする。タービン動補
助給水ポンプの操作は中央制御室又は設置場所で可能な設計とする。
蒸気発生器は、原子炉格納容器内に設置し、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
電動補助給水ポンプ、タービン動補助給水ポンプ、蒸気発生器及び復水タン
クは、淡水だけでなく海水も使用することから、海水影響を考慮した設計とする。
減圧用の弁である主蒸気逃がし弁は、想定される重大事故等が発生した場合に確実に作動するように、原子炉周辺建屋内に設置し、制御用空気が喪失した
場合の人力操作も含めて、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。また、インターフェイスシステム LOCA 時及び蒸気発生器伝熱管破損時に破損側蒸気発生器の隔離に失敗する事故時に使用する設備であるため、インターフェイスシステム LOCA 時の環境影響を受けない原子炉周辺建屋内の区画に設置し、蒸気発生器伝熱管破損時に破損側蒸気発生器の隔離に失敗する事故時の環境条件を考慮した設計とする。操作は中央制御室で可能な設計及び設置場所
での手動ハンドル操作により可能な設計とする。
タービン動補助給水ポンプ駆動蒸気入口弁は、原子炉周辺建屋内に設置し、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。操作は設置場所で可能な設計とする。
窒素ボンベ（加圧器逃がし弁用）は、原子炉周辺建屋内に保管及び設置し、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。操作は設置場所で可能な設計とする。
可搬型バッテリ（加圧器逃がし弁用）は、３号炉の原子炉周辺建屋、原子炉
補助建屋及び４号炉の原子炉周辺建屋内に保管し、原子炉補助建屋内に設置するため、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。操作は設置場所で可能な設計とする。
余熱除去ポンプ入口弁は、原子炉補助建屋内に設置し、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。また、インターフェイスシステム LOCA 時に使用する設備であるため、その環境条件を考慮した設計とする。操作は設置場所と異なる区画から遠隔で専用工具を用いて可能な設計とする。

6.8.2.5 操作性の確保
基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

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玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉
5.5.2.5 操作性の確保
基本方針については、「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

6.8.2.5 操作性の確保
基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

過渡時自動減圧機能は，想定される重大事故等時において，他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。
・先行 BWR は低圧炉心スプレイ系ポンプ

加圧器逃がし弁、高圧注入ポンプ及び燃料取替用水タンクを使用した１次系

代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）は，想定される重大事故等時にお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のフィードアンドブリードを行う系統は、重大事故等が発生した場合でも、設

いて，他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。代替自動減圧ロジ

プ又は低圧炉心スプレイ系ポンプが運転している場合に，2 個の逃がし安全弁をを論理回路条件としていない。

計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備とック（代替自動減圧機能）は，原子炉水位低（レベル 1）及び残留熱除去系ポンプ

自動で確実に作動させる設計とする。

・有効性評価の評価結果（2 個動作で炉して使用する設計とする。加圧器逃がし弁及び高圧注入ポンプは、中央制御室

運転（低圧注水モード）の場合に，4 個の逃がし安全弁を確実に作動させる設計の制御盤の操作スイッチでの操作が可能な設計とする。

とすることで，操作が不要な設計とする。なお，原子炉水位低（レベル 1）の検出

残留熱除去系ポンプ又は低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力確立の条件成立時「2台数を選定しているため。

器は多重化し，作動回路のトリップチャンネルは「2 out of 3」論理とし，信頼out of 2」論理で逃がし安全弁（過渡時自動減圧機能）動作させることで，信頼・先行BWR と論理回路構成の差異がある。

性の向上を図った設計とする。

性向上を図った設計とする。

・※１と同様の理由（頁 2/27）

電動補助給水ポンプ、タービン動補助給水ポンプ、蒸気発生器及び復水タン
クを使用した蒸気発生器２次側による炉心冷却（注水）を行う系統は、重大事
故等が発生した場合でも、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構
成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。電動補助給水ポンプ及びタービン動補助給水ポンプは、中央制御室の制御盤の操作スイッチでの操作が可能な設計とする。
主蒸気逃がし弁を使用した蒸気発生器２次側による炉心冷却（蒸気放出）を

過渡時自動減圧機能は，原子炉水位異常低下（レベル 1）の検出器は多重化し， 心損傷に至らない）を考慮した動作対象

自動減圧系の起動阻止スイッチは，想定される重大事故等時において，中央制御室にて操作が可能な設計とする。
高圧窒素ガス供給系は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成
から接続，弁操作等により速やかに切り替えられる設計とし，系統構成に必要な弁は，設置場所での手動操作が可能な設計とする。

非常用窒素供給系は，想定される重大事故等時において，窒素供給系の圧力低下に伴い自動的に通常時の系統構成から切り替わる設計とすることで，操作が不要な設計とする。
非常用逃がし安全弁駆動系は，想定される重大事故等時において，通常時の系
統構成から弁操作により速やかに切り替えられる設計とする。操作は中央制御室

・先行 BWR 電力では，非常用逃がし安全の操作盤のスイッチでの操作が可能な設計とする。

弁駆動系の類似系統を自主対策設備とし行う系統は、重大事故等が発生した場合でも、設計基準対象施設として使用す

高圧窒素ガス供給系の高圧窒素ガスボンベは，人力による運搬が可能な設計とる場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。主蒸

し，屋内のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置

気逃がし弁は、中央制御室の制御盤の操作スイッチでの操作が可能な設計とす場所にて固縛による固定等が可能な設計とする。

る。

高圧窒素ガスボンベを接続する接続口については，簡便な接続とし，一般的に用が可能な設計とし，屋内のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とする

・新設 SA 設備（非常用逃がし安全弁駆動

いられる工具を用いて確実に接続することができる設計とする。

とともに，必要により設置場所である原子炉建屋原子炉棟内にて，ボンベラック系）追加に伴う記載項目追加

タービン動補助給水ポンプ及びタービン動補助給水ポンプ駆動蒸気入口弁

高圧窒素ボンベ（非常用窒素供給系）は，人力又はボンベ運搬台車による運搬を使用したタービン動補助給水ポンプの機能回復を行う系統は、重大事故等がによる固縛により転倒防止対策が可能な設計とする。接続は，一般的に使用され発生した場合でも、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重る工具を用いて確実に接続できる設計とする。

大事故等対処設備として使用する設計とする。

て位置付けているため記載はない。

高圧窒素ボンベ（非常用逃がし安全弁駆動系）は，人力又はボンベ運搬台車にタービン動補助給水ポンプは、現場での人力による専用の工具を用いた蒸気よる運搬が可能な設計とし，屋内のアクセスルートを通行してアクセス可能な設・先行 BWR 電力では，非常用逃がし安全

加減弁の操作及び専用の注油器によるタービン動補助給水ポンプ軸受への油計とするとともに，必要により設置場所である原子炉建屋原子炉棟内にて，ボン

弁駆動系の類似系統を自主対策設備とし供給と、人力によるタービン動補助給水ポンプ駆動蒸気入口弁の操作により起ベラックによる固縛により転倒防止対策が可能な設計とする。接続は，一般的にて位置付けているため記載はない。

動が可能な設計とする。タービン動補助給水ポンプ駆動蒸気入口弁は、現場操使用される工具を用いて確実に接続できる設計とする。

・新設 SA 設備（非常用逃がし安全弁駆動

作も可能となるように手動ハンドルを設け、現場で人力により確実に操作でき系）追加に伴う記載項目追加

る設計とする。専用の工具及び注油器は、作業場所近傍又はアクセスルート近傍に保管する。
電動補助給水ポンプを使用した電動補助給水ポンプの機能回復を行う系統
は、重大事故等が発生した場合でも、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。
主蒸気逃がし弁を使用した主蒸気逃がし弁の機能回復を行う系統は、重大事
故等が発生した場合でも、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構
成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。また、主蒸気逃がし弁は、現場操作も可能となるように手動ハンドルを設け、現場で人力により確実に操作できる設計とする。

14／28

玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

窒素ボンベ（加圧器逃がし弁用）及び加圧器逃がし弁を使用した窒素ボンベによる加圧器逃がし弁の機能回復を行う系統は、重大事故等が発生した場合でも、通常時の系統から弁操作等にて速やかに切替えできる設計とする。窒素ボンベ（加圧器逃がし弁用）の出口配管と制御用空気配管の接続は、簡便な接続規格による接続とし、現場で確実に接続できる設計とする。また、３号炉及び４号炉で同一規格の設計とする。
窒素ボンベ（加圧器逃がし弁用）の取付継手は、３号炉及び４号炉の窒素ボ
ンベ（原子炉補機冷却水サージタンク用、事故時試料採取設備弁用及びアニュ
ラス空気浄化ファン弁用）と同一形状とし、一般的に使用される工具を用いて確実に接続できるとともに、必要により窒素ボンベの交換が可能な設計とする。
可搬型バッテリ（加圧器逃がし弁用）及び加圧器逃がし弁を使用した可搬型バッテリによる加圧器逃がし弁の機能回復を行う系統は、重大事故等が発生した場合でも、加圧器逃がし弁への給電を通常時の系統から可搬型バッテリ（加圧器逃がし弁用）による電源供給へ現場での電源操作等により速やかに切替えできる設計とする。また、車輪の設置により運搬ができる設計とするとともに、設置場所にて固縛ができる設計とする。接続はコネクタ接続とし、接続規格を統一することにより、確実に接続できる設計とする。接続口は、３号炉及び４号炉とも同一規格の設計とする。
加圧器逃がし弁は現場の窒素ボンベ（加圧器逃がし弁用）及び可搬型バッテ
リ（加圧器逃がし弁用）を用いて、遠隔で操作可能な設計とする。
加圧器逃がし弁を使用した加圧器逃がし弁による１次冷却系統の減圧を行う系統は、重大事故等が発生した場合でも、設計基準対象施設として使用する
場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。
蒸気発生器伝熱管破損発生時及びインターフェイスシステム LOCA 発生時に用いる電動補助給水ポンプ、タービン動補助給水ポンプ、復水タンク、蒸気発
生器、主蒸気逃がし弁、高圧注入ポンプ、燃料取替用水タンク及び加圧器逃がし弁を使用した１次冷却系統の減圧を行う系統は、重大事故等が発生した場合でも、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処
設備として使用する設計とする。
余熱除去ポンプ入口弁を使用した１次冷却材の漏えい量抑制を行う系統は、
重大事故等が発生した場合でも、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。余熱除去ポンプ入口弁は、現場で、専用の工具を用いて、設置場所と異なる区画から遠隔操作により確実に操作できる設計とする。専用工具は、作業場所近傍又はアクセスル
ート近傍に保管する。

6.8.3 主要設備及び仕様
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備の主要機器仕様を第 6.8−
1 表に示す。

15／28

玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉
5.5.3 主要設備及び仕様
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備の主要設備及び仕様を
第 5.5.1 表及び第 5.5.2 表に示す。

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

6.8.3 主要設備及び仕様
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備の主要機器仕様を第 6.8−1
表に示す。

6.8.4 試験検査
基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

原子炉の自動減圧に使用する過渡時自動減圧機能は，原子炉の停止中に機能・5.5.4 試験検査
基本方針については、「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

6.8.4 試験検査
基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

性能確認として，模擬入力による論理回路の動作確認，校正及び設定値確認が可能な設計とする。

・先行 PWR の記載と整合

非常用窒素供給系は，原子炉の停止中に機能・性能の確認として，系統の供給
１次系のフィードアンドブリード及び１次冷却系統の減圧に使用する加圧

代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）は，発電用原子炉の停止中に機能・ 圧力の確認及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。

器逃がし弁、高圧注入ポンプ及び燃料取替用水タンクは、他系統と独立した試性能確認として，模擬入力による論理回路の動作確認（阻止スイッチの機能確認

験系統又は通常時の系統構成により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能を含む），校正及び設定値確認が可能な設計とする。

な設計とする。

高圧窒素ガス供給系は，発電用原子炉の停止中に機能・性能の確認として，系加圧器逃がし弁及び高圧注入ポンプは、分解が可能な設計とする。

統の供給圧力の確認及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。また，高圧窒

燃料取替用水タンクは、内部の確認が可能なように、マンホールを設ける設

素ガス供給系の高圧窒素ガスボンベは，発電用原子炉の運転中又は停止中に規定計とする。

圧力の確認及び外観の確認が可能な設計とする。

・※１と同様の理由（頁 2/27）

高圧窒素ボンベ（非常用窒素供給系）は，原子炉の運転中又は停止中に規定圧力の確認及び外観の確認が可能な設計とする。
非常用逃がし安全弁駆動系は，原子炉の停止中に機能・性能の確認として，系統の供給圧力の確認及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
高圧窒素ボンベ（非常用逃がし安全弁駆動系）は，原子炉の運転中又は停止中に規定圧力の確認及び外観の確認が可能な設計とする。

燃料取替用水タンクは、ほう素濃度及び有効水量が確認できる設計とする。

・先行 BWR 電力では，非常用逃がし安全

蒸気発生器２次側による炉心冷却（注水） 及び１次冷却系統の減圧に使用す弁駆動系の類似系統を自主対策設備としる電動補助給水ポンプ、タービン動補助給水ポンプ、蒸気発生器及び復水タンて位置付けているため記載はない。

クは、他系統と独立した試験系統又は通常時の系統構成により機能・性能及び・新設 SA 設備（非常用逃がし安全弁駆動

漏えいの有無の確認が可能な設計とする。

系）追加に伴う記載項目追加

電動補助給水ポンプ及びタービン動補助給水ポンプは、分解が可能な設計とする。
蒸気発生器及び復水タンクは、内部の確認が可能なように、マンホールを設ける設計とする。
蒸気発生器は、伝熱管の非破壊検査が可能なように、試験装置を設置できる設計とする。
蒸気発生器２次側による炉心冷却（蒸気放出）及び１次冷却系統の減圧に使用する主蒸気逃がし弁は、他系統と独立した試験系統又は通常時の系統構成に
より機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
主蒸気逃がし弁は、分解が可能な設計とする。
タービン動補助給水ポンプの機能回復に使用するタービン動補助給水ポン
プ及びタービン動補助給水ポンプ駆動蒸気入口弁は、他系統と独立した試験系
統により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
タービン動補助給水ポンプ駆動蒸気入口弁は、分解が可能な設計とする。
電動補助給水ポンプの機能回復に使用する電動補助給水ポンプは、他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
主蒸気逃がし弁の機能回復に使用する主蒸気逃がし弁は、他系統と独立した

16／28

玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

試験系統又は通常時の系統構成により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
窒素ボンベによる加圧器逃がし弁の機能回復に使用する窒素ボンベ（加圧器
逃がし弁用）は、加圧器逃がし弁駆動用空気配管への窒素供給により、弁の開閉試験を行うことで、機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
窒素ボンベ（加圧器逃がし弁用）は規定圧力及び外観の確認が可能な設計とする。
窒素ボンベによる加圧器逃がし弁の機能回復、可搬型バッテリによる加圧器
逃がし弁の機能回復及び加圧器逃がし弁による１次冷却系統の減圧に使用する加圧器逃がし弁は、他系統と独立した試験系統又は通常時の系統構成により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
可搬型バッテリによる加圧器逃がし弁の機能回復に使用する可搬型バッテ
リ（加圧器逃がし弁用）は、電磁弁への電源供給により弁の開閉を行うことで、機能・性能の確認が可能な設計とする。
可搬型バッテリ（加圧器逃がし弁用）は電圧測定が可能な設計とする。
インターフェイスシステム LOCA 時の１次冷却材の漏えい量抑制として、余熱除去系統の隔離に使用する余熱除去ポンプ入口弁は、手動による開閉確認及び専用工具で規定トルクによる開閉確認が可能な設計とする。また、分解が可能な設計とする。

第 6.8−1 表 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備の主要機器仕様(1) 過渡時自動減圧機能兼用する設備は以下のとおり。

17／28

玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

第 5.5.1 表 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備（常設）の設

第6.8−1 表 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備の主要機器仕様

東海第二発電所
・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
個

備仕様

備考

数

1

(1) 代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）個数（1） 加圧器逃がし弁

1兼用する設備は以下のとおり。
・１次冷却設備（通常運転時等）
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するため(2) 自動減圧系の起動阻止スイッチ
個数

の設備

1

・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備(3) 高圧窒素ガスボンベ

型

式

空気作動式

個

数

２

個数

5（予備 20）

17.16MPa［gage］

容量

約 47L/個

約 18.9MPa［gage］（重大事故等時にお充填圧力

約 15MPa[gage]

ける使用時の値）

使用箇所

原子炉建屋地上 4 階

最高使用温度

360℃兼用する設備は以下のとおり。
・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を減圧するための設備

最高使用圧力(2)高圧窒素ボンベ（非常用窒素供給系）

保管場所

原子炉建屋地上 4 階

個

数10（予備 10）

容量

約 47L／個充填 圧 力約 15MPa［gage］(3)高圧窒素ボンベ（非常用逃がし安全弁駆動系）
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

約 362℃（重大事故等時における使用時個

数

6（予備 6）の値）

容量

約 47L／個吹 出 容 量約 95t／h（１個当たり）充填 圧 力材

ステンレス鋼料

約 15MPa［gage］（2） 高圧注入ポンプ
兼用する設備は以下のとおり。
・高圧注入系
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・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低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
型

式

うず巻式

台

数

２

容

量

約 320m３／h（１台当たり）

最高使用圧力16.7MPa［gage］

最高使用温度150℃

揚約 960m程

接液部材料

ステンレス鋼18／28

玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考（3） 燃料取替用水タンク
兼用する設備は以下のとおり。
・高圧注入系
・低圧注入系
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・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低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
・原子炉格納容器スプレイ設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
・火災防護設備
型式

たて置円筒型

基

数

１

容

量

約 2,100m３

最高使用圧力大気圧

最高使用温度95℃

ほう素濃度

3,100ppm 以上

材

ステンレス鋼料

設置 高 さEL.0.0m

距

約 70m（３号炉心より）離（4） 電動補助給水ポンプ
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・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低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・給水設備
・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
型

式

うず巻式

台

数

２

19／28

玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

３

容

量

約 140m ／h（１台当たり）

揚程

約 950m

電 動 機

約 650kW（１台当たり）

本体 材 料合金鋼（5） タービン動補助給水ポンプ
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・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低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・給水設備
・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
型

式

うず巻式（蒸気加減弁付）

台

数

１

容

量

約 250m３／h

揚程

約 950m

本体 材 料合金鋼（6） 蒸気発生器兼用する設備は以下のとおり。
・１次冷却設備（通常運転時等）
・１次冷却設備（重大事故等時）
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・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低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
型

式

たて置Ｕ字管式熱交換器型

基

数

４

胴側最高使用圧力

8.17MPa［gage］
約 8.8MPa［gage］（重大事故等時における使用時の値）

管側最高使用圧力17.16MPa［gage］

20／28

玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

約 18.9MPa［gage］（重大事故等時における使用時の値）
１次冷却材流量約 15,000t／h（１基当たり）

主蒸気運転圧力（定格出力時） 約 6.03MPa［gage］
主蒸気運転温度（定格出力時） 約 277℃
蒸気発生量（定格出力時）

約 1,690t／h（１基当たり）

出口蒸気湿分

0.25wt％以下

伝熱 面 積約 4,870m２（１基当たり）

伝 熱 管
本

数

3,382（１基当たり）

外径

約 22.2mm

厚さ

約 1.3mm

胴部 外 径上部

約 4.5m下部

約 3.4m

全

高

約 21m

材

料

本

体

低合金鋼及び低合金鍛鋼

伝 熱 管

ニッケル・クロム・鉄合金

管板肉盛り

ニッケル・クロム・鉄合金

水室肉盛り

ステンレス鋼（7） 復水タンク
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設
備・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低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・２次系補給水設備
・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
型式

たて置円筒型

基

数

１

21／28

玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第４６条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉
容

量

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

３

約 1,200m

本体 材 料

炭素鋼

設置 高 さEL.＋11.3m

距

約 40m（３号炉心より）

離

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応（8） 主蒸気逃がし弁
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設
備・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低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・主蒸気系統設備
・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
型

式

空気作動式

個

数

４

口

径

６B

容

量

約 177t／h（１個当たり）最高使用圧力8.17MPa［gage］
約 8.8MPa［gage］（重大事故等時における使用時の値）

最高使用温度298℃
約346℃（重大事故等時における使用時の値）

本体 材 料

炭素鋼（9） タービン動補助給水ポンプ駆動蒸気入口弁兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
・給水設備
型

式

電気直流作動式

個数

２

最高使用圧力8.17MPa［gage］
約 8.8MPa［gage］（重大事故等時における使用時の値）

最高使用温度

298℃

22／28

玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

約 346℃（重大事故等時における使用時の値）
本体 材 料

炭素鋼（10） 余熱除去ポンプ入口弁
兼用する設備は以下のとおり。
・余熱除去設備・低圧注入系
・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
型

式

手動式（専用の工具で遠隔操作可能）

個

数

２

最高使用圧力4.5MPa［gage］

最高使用温度

200℃

本体 材 料ステンレス鋼第 5.5.2 表 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備（可搬型）の設備仕様（1） 窒素ボンベ（加圧器逃がし弁用）
種

類

鋼製容器

個

数

４（予備２）

容量

約 46.7 （１個当たり）最高使用圧力14.7MPa［gage］

供給 圧 力

0.91MPa［gage］（減圧後圧力）（2） 可搬型バッテリ（加圧器逃がし弁用）（３号及び４号炉共用）
型

式

鉛蓄電池

個

数

４（予備２）

容量

約 7.2A・h（１個当たり）

電

圧

132V

23／28

玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

玄海原子力発電所 ３／４号炉

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

24／28

玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

玄海原子力発電所 ３／４号炉

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

25／28

玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

玄海原子力発電所 ３／４号炉

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

26／28

玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

玄海原子力発電所 ３／４号炉

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

27／28

玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

玄海原子力発電所 ３／４号炉

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

28／28

東海第二−玄海３／４号補足説明資料比較表
玄海３／４号
46 条
46-1 ＳＡ設備基準適合性 一覧表
46-2 配置図
46-3 試験・検査説明資料
46-4 系統図
46-5 容量設定根拠46-6 ＳＡバウンダリ系統図（参考図）

東二46-1 SA設備基準適合性 一覧表
46-2 単線結線図
46-3 配置図
46-4 系統図
46-5 試験及び検査
46-6 容量設定根拠46-7 接続図
46-8 保管場所図46-9 アクセスルート図
46-10 その他設備
46-11 過渡時自動減圧機能について
46-12 過渡時自動減圧機能に関する健全性について（46-4 系統図に図示）

東二
資料
の有
無
有
−
有
有
有
有
−
−
−
−
−
−
有

採用
要否

−
−
−
−
−
−
−
−
−
−
−
−
採

要否理由・記載方針

3.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備【47 条】

基準適合への対応状況

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

5.6 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

5.9 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

5.6.1 概5.9.1 概要要

原了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

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必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。

するため，原子炉の冷却に必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備の概略系統図を第5.6.1 図から第 5.6.16 図に示す。
5.6.2 設計方針

備考

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備の系統概要図を第5.9−1 図から第 5.9−6 図に示す。

記載表現の相違（東二は「系統概要図）に統一）5.9.2 設計方針
(1) 設計基準事故対処設備を使用した設備
ａ．設計基準事故対処設備による原子炉冷却

東二は、技術的能力に合わせ、まず、DBA 設備が健全な場合を先に原子炉の冷却等のための設備として設計基準事故対処設備の機能が喪失していない場合記載する方針とする。先行 PWR のにおいて，原子炉を冷却し，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の「5.6.2 d. 原子炉冷却材圧力バ設備として設計基準事故対処設備を重大事故等対処設備（残留熱除去系（低圧注水系）によウンダリ低圧時において発電用原

る原子炉注水及び低圧炉心スプレイ系による原子炉注水）として使用する。

子炉の冷却機能が喪失していない(a) 残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水

場合における発電用原子炉の冷残留熱除去系ポンプ及びサプレッション・プールによる原子炉冷却機能が喪失していな却」に記載している。

い場合の重大事故等対処設備（残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水）として残ＤＢ設備が機能喪失していない場

留熱除去系ポンプ，残留熱除去系熱交換器，サプレッション・プール及び残留熱除去系海合の対応として、冷却と除熱に整水ポンプを使用する。

理し追記した。

サプレッション・プールを水源とした残留熱除去系ポンプは，残留熱除去系熱交換器を介して，サプレッション・プール水を冷却し，原子炉へ注水できる設計とする。
海を水源とした残留熱除去系海水ポンプは，非常用取水設備である貯留堰及び取水路を通じて取水した海水をポンプ出口に設置される残留熱除去系海水ストレーナにより異物を除去後，冷却水として残留熱除去系熱交換器に供給できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・残留熱除去系ポンプ（5.4

残留熱除去系）・残留熱除去系熱交換器（5.4 残留熱除去系）
・サプレッション・プール（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
・残留熱除去系海水ポンプ（5.4 残留熱除去系）
・残留熱除去系海水ストレーナ（5.4 残留熱除去系）
その他，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備の非常用ディーゼル発電機，原
子炉圧力容器，非常用取水設備の貯留堰及び取水路を重大事故等対処設備として使用する。
(b) 低圧炉心スプレイ系による原子炉注水
低圧炉心スプレイ系ポンプ及びサプレッション・プールによる原子炉の冷却機能が喪失していない場合の重大事故等対処設備（低圧炉心スプレイ系による原子炉注水）として低

1

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

圧炉心スプレイ系ポンプ，サプレッション・プールを使用する。
サプレッション・プールを水源とした低圧炉心スプレイ系ポンプは，低圧炉心スプレイ
系を介して原子炉へ注水できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・低圧炉心スプレイ系ポンプ
・サプレッション・プール
・残留熱除去系海水ポンプ（5.4 残留熱除去系）
・残留熱除去系海水ストレーナ（5.4 残留熱除去系）
その他，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備の非常用ディーゼル発電機，原
子炉圧力容器，非常用取水設備の貯留堰及び取水路を重大事故等対処設備として使用する。
ｂ．設計基準事故対処設備による原子炉除熱
原子炉運転停止中における原子炉冷却材喪失事故時に，設計基準事故対処設備の機能が喪失していない場合において，原子炉の崩壊熱を除去するための設備として重大事故等対処設
備（残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱）を設ける。
(a) 残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱
原子炉運転停止中における原子炉冷却材喪失事故時に，残留熱除去系ポンプによる残留熱除去機能が喪失していない場合において，原子炉の崩壊熱を除去するための重大事故等対処設備（残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱）として残留熱除去系
ポンプ，残留熱除去系熱交換器，残留熱除去系海水ポンプ及び残留熱除去系海水ストレー
ナを使用する。
残留熱除去系ポンプは，残留熱除去系熱交換器を介して，原子炉圧力容器内の冷却水を循環させることで，原子炉の除熱が可能な設計とする。
海を水源とした残留熱除去系海水ポンプは，非常用取水設備である貯留堰及び取水路を通じて取水した海水をポンプ出口に設置される残留熱除去系海水ストレーナにより異物を除去後，冷却水として残留熱除去系熱交換器に供給できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・残留熱除去系ポンプ（5.4 残留熱除去系）
・残留熱除去系熱交換器（5.4 残留熱除去系）
・残留熱除去系海水ポンプ（5.4 残留熱除去系）
・残留熱除去系海水ストレーナ（5.4 残留熱除去系）
その他，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備の非常用ディーゼル発電機，原
子炉圧力容器，非常用取水設備の貯留堰及び取水路を重大事故等対処設備として使用する。
(1) 1 次冷却材喪失事象が発生している場合に用いる設備(2) 原子炉運転中の場合に用いる設備

東二では、技術的能力に合わ

原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備のうち，原子炉を

原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備のうち，原子炉

せ「原子炉運転中の場合に用冷却し，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の設備として以下の重大事を冷却し，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の設備として重大事故いる設備」と記載している2

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
故防止設備(充てんポンプによる炉心注入，B 格納容器スプレイポンプによる代替炉心注入，B 格

東海第二発電所等対処設備（低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水）を設ける。

備考
が、先行 PWR では、「1 次冷却

納容器スプレイポンプによる代替再循環，高圧注入ポンプによる高圧再循環，高圧注入ポンプに材喪失事象が発生しているよる炉心注入及び B 高圧注入ポンプによる代替再循環)及び可搬型重大事故防止設備(可搬型デ場合に用いる設備」と「1 次ィーゼル注入ポンプによる代替炉心注入)を設ける。また，炉心の著しい損傷に至るまでの時間
的余裕のない場合に対応するため，常設重大事故防止設備(常設電動注入ポンプによる代替炉心

また，炉心の著しい損傷に至るまでの時間的余裕のない場合に対応するため，重大事故等対処設備（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水）を設ける。

フロントライン系故障時に用いる設備(a) 炉心注入
i. 充てんポンプによる炉心注入
運転中の 1 次冷却材喪失事象時において，余熱除去ポンプ及び高圧注入ポンプの故障等により炉心注水機能が喪失した場合の重大事故防止設備(充てんポンプによる炉心注入)として，化学体積制御設備の充てんポンプ及び非常用炉心冷却設備の燃料取替用水タンクを使用する。
燃料取替用水タンクを水源とした充てんポンプは，化学体積制御系統により炉心へ注水できる設計とする。

いない場合に用いる設備」に分けてで表現している。

注入及び B 充てんポンプによる代替炉心注入)を設ける。
a.

冷却材喪失事象が発生してａ．フロントライン系故障時に用いる設備(a) 低圧代替注水系（常設）による原子炉注水設備の相違（技術的能力と整合）

残留熱除去系ポンプ及び低圧炉心スプレイ系ポンプの故障により原子炉注水ができない

東二は新設の常設低圧代替注水ポ

場合の重大事等対処設備（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水）として常設低圧代

ンプと代替淡水貯槽を常設ＳＡ設

替注水系ポンプ及び代替淡水貯槽を使用する。

備として整備した。先行ＰＷＲ及

代替淡水貯槽を水源とする常設低圧代替注水系ポンプは，残留熱除去系Ｃ系を介して原子炉へ注水できる設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプは，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置からび先行ＢＷＲは、既設の復水移送ポンプと復水貯蔵タンクを常設Ｓ
Ａ設備と整備している。

給電できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。

具体的な設備は，まとめ資料のＳ

・充てんポンプ

・常設低圧代替注水系ポンプ

Ａ設備一覧の主要設備，水源及び・燃料取替用水タンク

・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）

電源を記載する（水源及び電源は・常設代替高圧電源装置（10.2 代替電源設備）

当該条文では関連設備であるが，具体的な設備は，以下のとおりとする。

水源及び電源の条文で主要設備となる）。
化学体積制御設備を構成する再生熱交換器は，設計基準事故対処設備の一部を流路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。その他，その他，設計基準事故対処設備である原子炉圧力容器を重大事故等対処設備として使用する。

なお，新設ＳＡ設備の電源は，常設代替高圧電源装置から供給す設計基準事故対処設備である非常用電源設備のデイーゼル発電機並びに 1 次冷却設備の蒸気る。（非常用ディーゼル発電機か発生器，1 次冷却材ポンプ，原子炉容器及び加圧器を重大事故等対処設備として使用する。

らは供給しない）(b) 代替炉心注入
i. B 格納容器スプレイポンプによる代替炉心注入
運転中の 1 次冷却材喪失事象時において，余熱除去ポンプ及び高圧注入ポンプの故障等により炉心注水機能が喪失した場合の重大事故防止設備(B 格納容器スプレイポンプによる代替炉
心注入)として，原子炉格納容器スプレイ設備の B 格納容器スプレイポンプ及び非常用炉心冷却設備の燃料取替用水タンクを使用する。
燃料取替用水タンクを水源とした B 格納容器スプレイポンプは，格納容器スプレイ系統と余熱除去系統間のタイラインにより炉心へ注水できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・B 格納容器スプレイポンプ

3

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

・燃料取替用水タンク
原子炉格納容器スプレイ設備を構成する B 格納容器スプレイ冷却器は，設計基準事故対処設
備の一部を流路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。その他，設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機並びに 1 次冷却設備の蒸気発生器，1 次冷却材ポンプ，原子炉容器及び加圧器を重大事故等対処設
備として使用する。
ii. 常設電動注入ポンプによる代替炉心注入
運転中の 1 次冷却材喪失事象時において，余熱除去ポンプ及び高圧注入ポンプの故障等により炉心注水機能が喪失した場合の常設重大事故防止設備(常設電動注入ポンプによる代替炉心注入)として，常設電動注入ポンプ，非常用炉心冷却設備の燃料取替用水タンク及び 2 次系補給水設備の復水タンクを使用する。
燃料取替用水タンク又は復水タンクを水源とした常設電動注入ポンプは，格納容器スプレイ
系統と余熱除去系統間のタイラインにより炉心へ注水できる設計とする。常設電動注入ポンプ
は，ディーゼル発電機に加えて，代替電源設備である大容量空冷式発電機より重大事故等対処
用変圧器受電盤及び重大事故等対処用変圧器盤を経由して給電できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・常設電動注入ポンプ
・燃料取替用水タンク
・復水タンク・大容量空冷式発電機(10.2 代替電源設備)
・重大事故等対処用変圧器受電盤(10.2 代替電源設備)
・重大事故等対処用変圧器盤(10.2 代替電源設備)
その他，設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機並びに 1 次冷却設
備の蒸気発生器，1 次冷却材ポンプ，原子炉容器及び加圧器を重大事故等対処設備として使用する。
iii. 可搬型ディーゼル注入ポンプによる代替炉心注入(b) 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）

運転中の 1 次冷却材喪失事象時において，余熱除去ポンプ及び高圧注入ポンプの故障等によ残留熱除去系ポンプ及び低圧炉心スプレイ系ポンプの故障等により原子炉の冷却機能設備の相違（技術的能力と整合）
東二は、新設ＳＡ設備として可搬

り炉心注水機能が喪失した場合の可搬型重大事故防止設備(可搬型ディーゼル注入ポンプによが喪失した場合の重大事等対処設備（低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水）とし型代替注水大型ポンプと第１水源る代替炉心注入)として，可搬型ディーゼル注入ポンプ，中間受槽，燃料油貯蔵タンク及びタて可搬型代替注水大型ポンプ，代替淡水貯槽，可搬型設備用軽油タンク及びタンクローリ

である代替淡水貯槽を整備した。

ンクローリを使用する。

を使用する。

先行ＢＷＲは新設ＳＡ設備として中間受槽を水源とした可搬型ディーゼル注入ポンプは，格納容器スプレイ系統と余熱除去系

代替淡水貯槽を水源とする可搬型代替注水大型ポンプは，東側接続口又は西側接続口に可搬型代替注水ポンプを整備し、統間のタイラインにより炉心へ注水できる設計とする。可搬型ディーゼル注入ポンプは，ディ

ホースを接続し，低圧炉心スプレイ系又は残留熱除去系Ｃ系を介して原子炉へ注水できる

水源は、代替水源から供給できる

ーゼルエンジンにて駆動できる設計とする。

設計とする。可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式のディーゼルエンジンにて駆動できるとしている。

可搬型ディーゼル注入ポンプの燃料は，燃料油貯蔵タンクよりタンクローリを用いて補給できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。

設計とする。
低圧代替注水系（可搬型）は，代替淡水源が枯渇した場合において，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である可搬型代替注水大型ポンプにより海を利用できる設計

4

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
・可搬型ディーゼル注入ポンプ(3 号及び 4 号炉共用)・中間受槽(3 号及び 4 号炉共用)
・燃料油貯蔵タンク(重大事故等時のみ 3 号及び 4 号炉共用)(10.2 代替電源設備)
・タンクローリ (3 号及び 4 号炉共用)(10.2 代替電源設備)
その他，設計基準事故対処設備である 1 次冷却設備の蒸気発生器，1 次冷却材ポンプ，
原子炉容器及び加圧器を重大事故等対処設備として使用する。
(c) 代替再循環
i. B 格納容器スプレイポンプによる代替再循環
運転中の 1 次冷却材喪失事象時において，余熱除去ポンプ又は余熱除去冷却器の故障等により再循環運転による原子炉冷却機能が喪失した場合の重大事故防止設備(B 格納容器スプレイ

東海第二発電所

備考とする。
可搬型代替注水大型ポンプの燃料は，可搬型設備用軽油タンクからタンクローリを用いて補給が可能な設計とする。

「○○より」は「○○から」で統一。「○○できる」は主に「○○

具体的な設備は，以下のとおりとする。

可能」とするが，先行炉との整合

・可搬型代替注水大型ポンプも踏まえた記載とする。

・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）

具体的な設備として記載する設備

・可搬型設備用軽油タンク（10.2 代替電源設備）の考え方は常設と同様。 燃料給・タンクローリ（10.2 代替電源設備）

油設備は電源で整理していること

その他，設計基準事故対処設備である原子炉圧力容器を重大事故等対処設備として使用から記載する。

する。

ポンプによる代替再循環)として，原子炉格納容器スプレイ設備の B 格納容器スプレイポンプ
及び B 格納容器スプレイ冷却器並びに格納容器再循環サンプ及び格納容器再循環サンプスク
リーンを使用する。
格納容器再循環サンプを水源とした B 格納容器スプレイポンプは，B 格納容器スプレイ冷却器を介して代替再循環できる設計とする。格納容器再循環サンプスクリーンは，高圧注入ポン
プ，余熱除去ポンプ及び格納容器スプレイポンプの有効吸込水頭を確保できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・B 格納容器スプレイポンプ
・格納容器再循環サンプ
・格納容器再循環サンプスクリーン・B 格納容器スプレイ冷却器
その他，設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機並びに 1 次冷却設
備の蒸気発生器，1 次冷却材ポンプ，原子炉容器及び加圧器を重大事故等対処設備として使用する。
(d) 再循環i. 高圧注入ポンプによる高圧再循環
運転中の 1 次冷却材喪失事象時において，余熱除去ポンプ又は余熱除去冷却器の故障等により再循環運転による原子炉冷却機能が喪失した場合の重大事故防止設備(高圧注入ポンプによる高圧再循環)として，非常用炉心冷却設備の高圧注入系の高圧注入ポンプ並びに格納容器再循環サンプ及び格納容器再循環サンプスクリーンを使用する。
格納容器再循環サンプを水源とした高圧注入ポンプは，安全注入系統により再循環でき，原子炉格納容器内の冷却と併せて原子炉を冷却できる設計とする。格納容器再循環サンプスクリ
ーンは，高圧注入ポンプ，余熱除去ポンプ及び格納容器スプレイボンアの有効吸込水頭を確保できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・高圧注入ポンプ5

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

・格納容器再循環サンプ
・格納容器再循環サンプスクリーン
その他，設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機並びに 1 次冷却設
備の蒸気発生器，1 次冷却材ポンプ，原子炉容器及び加圧器を重大事故等対処設備として使用する。
(e) 格納容器再循環サンプスクリーン閉塞の徴候が見られた場合に用いる設備i.

高圧注入ポンプによる炉心注入
運転中の 1 次冷却材喪失事象時において，余熱除去ポンプ若しくは高圧注入ポンプによる再循環運転又は B 格納容器スプレイポンプによる代替再循環運転で格納容器再循環サンプスク
リーン閉塞の徴候が見られた場合又は格納容器再循環サンプ外隔離弁の故障等により再循環運転による原子炉の冷却機能が喪失した場合の重大事故防止設備(高圧注入ポンプによる炉心注入)として，非常用炉心冷却設備のうち高圧注入系の高圧注入ポンプ及び燃料取替用水タンクを使用する。
燃料取替用水タンクを水源とした高圧注入ポンプは，安全注入系統により炉心へ注水できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・高圧注入ポンプ・燃料取替用水タンク
その他，設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機並びに 1 次冷却設
備の蒸気発生器，1 次冷却材ポンプ，原子炉容器及び加圧器を重大事故等対処設備として使用する。
ii. 充てんポンプによる炉心注入
運転中の 1 次冷却材喪失事象時において，余熱除去ポンプ若しくは高圧注入ポンプによる再循環運転又は B 格納容器スプレイポンプによる代替再循環運転で格納容器再循環サンプスク
リーン閉塞の徴候が見られた場合又は格納容器再循環サンプ外隔離弁の故障等により再循環運転による原子炉の冷却機能が喪失した場合の重大事故防止設備(充てんポンプによる炉心注入)は，「5.6.2(1)a.(a)i. 充てんポンプによる炉心注入」と同じである。
iii. B 格納容器スプレイポンプによる代替炉心注入
運転中の 1 次冷却材喪失事象時において，余熱除去ポンプ若しくは高圧注入ポンプによる再循環運転又は B 格納容器スプレイポンプによる代替再循環運転で格納容器再循環サンプスク
リーン閉塞の徴候が見られた場合又は格納容器再循環サンプ外隔離弁の故障等により再循環運転による原子炉の冷却機能が喪失した場合の重大事故防止設備(B 格納容器スプレイポンプによる代替炉心注入)は，「5.6.2(1)a.(b)i. B 格納容器スプレイポンプによる代替炉心注入」と同じである。
iv. 常設電動注入ポンプによる代替炉心注入
運転中の 1 次冷却材喪失事象時において，余熱除去ポンプ若しくは高圧注入ポンプによる再6

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

循環運転又は B 格納容器スプレイポンプによる代替再循環運転で格納容器再循環サンプスク
リーン閉塞の徴候が見られた場合又は格納容器再循環サンプ外隔離弁の故障等により再循環運転による原子炉の冷却機能が喪失した場合の常設重大事故防止設備(常設電動注入ポンプによる代替炉心注入)は，「5.6.2(1)a.(b)ⅱ. 常設電動注入ポンプによる代替炉心注入」と同

じである。
v.

可搬型ディーゼル注入ポンプによる代替炉心注入
運転中の 1 次冷却材喪失事象時において，余熱除去ポンプ若しくは高圧注入ポンプによる再循環運転又は B 格納容器スプレイポンプによる代替再循環運転で格納容器再循環サンプスク
リーン閉塞の徴候が見られた場合又は格納容器再循環サンプ外隔離弁の故障等により再循環運転による原子炉の冷却機能が喪失した場合の可搬型重大事故防止設備(可搬型ディーゼル注
入ポンプによる代替炉心注入)は，「5.6.2(1)a.(b)ⅲ. 可搬型ディーゼル注入ポンプによる代替炉心注入」と同じである。
b.

サポート系故障時に用いる設備(a) 代替炉心注入i.

常設電動注入ポンプによる代替炉心注入

ｂ．サポート系故障時に用いる設備(a) 残留熱除去系（低圧注水系）復旧後の原子炉注水
全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により運転中の 1 次冷却材喪失事象時において，全交流動力電源又は原子炉補機冷却機能が喪失し残留熱除去系（低圧注水系）が原子炉の冷却機能を喪失した場合の重大事故等対処設備（常た場合の常設重大事故防止設備(常設電動注入ポンプによる代替炉心注入)として，常設電動注設代替交流電源設備による残留熱除去系（低圧注水系）の復旧）として常設代替高圧電源

入ポンプ，非常用炉心冷却設備の燃料取替用水タンク及び 2 次系補給水設備の復水タンクを使装置，残留熱除去系ポンプ，残留熱除去系熱交換器，サプレッション・プール，残留熱除用する。燃料取替用水タンク又は復水タンクを水源とした常設電動注入ポンプは，格納容器ス

去系海水ポンプ及び残留熱除去系海水ストレーナを使用する。なお，残留熱除去系海水系

プレイ系統と余熱除去系統間のタイラインにより炉心へ注水できる設計とする。常設電動注入の機能喪失によるサポート系故障の場合は，緊急用海水系の緊急用海水ポンプ及び緊急用ポンプは，代替電源設備である大容量空冷式発電機より重大事故等対処用変圧器受電盤及び重海水ストレーナを使用する。

大事故等対処用変圧器盤を経由して給電できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・常設電動注入ポンプ
・燃料取替用水タンク

サプレッション・プールを水源とする残留熱除去系ポンプは，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置からの給電により機能を復旧し，残留熱除去系熱交換器を介してサプレッション・プール水を冷却し，原子炉へ注水できる設計とする。
海を水源とした残留熱除去系海水ポンプは，非常用取水設備である貯留堰及び取水路を・復水タンク

通じて取水した海水を，ポンプ出口に設置される残留熱除去系海水ストレーナにより異物・大容量空冷式発電機(10.2 代替電源設備)を除去後，冷却水として残留熱除去系熱交換器に供給できる設計とする。また，海を水源・重大事故等対処用変圧器受電盤(10.2 代替電源設備)とした緊急用海水ポンプは，非常用取水設備であるＳＡ用海水ピット，海水引込み管及び・重大事故等対処用変圧器盤(10.2 代替電源設備)

ＳＡ用海水ピット取水塔を通じて取水した海水をポンプ出口に設置される緊急用海水ス

その他，設計基準事故対処設備である 1 次冷却設備の蒸気発生器，1 次冷却材ポンプ，原子炉容器及び加圧器を重大事故等対処設備として使用する。
ii. B 充てんポンプによる代替炉心注入
運転中の 1 次冷却材喪失事象時において，全交流動力電源又は原子炉補機冷却機能が喪失した場合の常設重大事故防止設備(B 充てんポンプによる代替炉心注入)として，化学体積制御設

設備の相違（技術的能力と整合）

トレーナにより異物を除去後，冷却水として残留熱除去系熱交換器に供給できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。

具体的な設備は，まとめ資料のＳ・残留熱除去系ポンプ（5.4Ａ設備一覧の主要設備，水源及び残留熱除去系）・残留熱除去系熱交換器（5.4 残留熱除去系）

電源を記載する（水源及び電源は・サプレッション・プール（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）

当該条文では関連設備であるが，

7

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
備の B 充てんポンプ及び非常用炉心冷却設備の燃料取替用水タンクを使用する。
燃料取替用水タンクを水源とする B 充てんポンプは，自己冷却ラインを用いることにより運東海第二発電所
・残留熱除去系海水ポンプ（5.4 残留熱除去系）

水源及び電源の条文で主要設備と・残留熱除去系海水ストレーナ（5.4 残留熱除去系）

なる）。

転でき，炉心へ注水できる設計とする。B 充てんポンプは，代替電源設備である大容量空冷式

・緊急用海水ポンプ（5.11 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備）

発電機から給電できる設計とする。

・緊急用海水ストレーナ（5.11 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備）

具体的な設備は，以下のとおりとする。
・B 充てんポンプ
・燃料取替用水タンク
・大容量空冷式発電機(10.2 代替電源設備)

・常設代替高圧電源装置（10.2 代替電源設備）
その他，設計基準事故対処設備である原子炉圧力容器，非常用取水設備である貯留堰及び取水路を重大事故等対処設備として使用する。
(b) 低圧炉心スプレイ系復旧後の原子炉注水

化学体積制御設備を構成する再生熱交換器は，設計基準事故対処設備の一部を流路として使全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により，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。その他，

低圧炉心スプレイ系が原子炉の冷却機能を喪失した場合の重大事故等対処設備（常設代替

設計基準事故対処設備である 1 次冷却設備の蒸気発生器，1 次冷却材ポンプ，原子炉容器及び交流電源設備による低圧炉心スプレイ系の復旧）として常設代替高圧電源装置，低圧炉心

加圧器を重大事故等対処設備として使用する，

スプレイ系ポンプ，サプレッション・プール，残留熱除去系海水ポンプ及び残留熱除去系

iii. 可搬型ディーゼル注入ポンプによる代替炉心注入
運転中の 1 次冷却材喪失事象時において，全交流動力電源又は原子炉補機冷却機能が喪失し海水ストレーナを使用する。なお，残留熱除去系海水系の機能喪失によるサポート系故障の場合は，緊急用海水系の緊急用海水ポンプ及び緊急用海水ストレーナを使用する。

た場合の可搬型重大事故防止設備(可搬型ディーゼル注入ポンプによる代替炉心注入)は，

海を水源とした残留熱除去系海水ポンプは，非常用取水設備である貯留堰及び取水路を「5.6.2(1)a.(b)iii. 可搬型ディーゼル注入ポンプによる代替炉心注入」と同じである。

通じて取水した海水をポンプ出口に設置される残留熱除去系海水ストレーナにより異物(b) 代替再循環
i. B 高圧注入ポンプによる代替再循環を除去し，冷却水として残留熱除去系熱交換器に供給できる設計とする。また，海を水源とした緊急用海水ポンプは，非常用取水設備であるＳＡ用海水ピット，海水引込み管及び運転中の 1 次冷却材喪失事象時において，全交流動力電源又は原子炉補機冷却機能が喪失しＳＡ用海水ピット取水塔を通じて取水した海水をポンプ出口に設置される緊急用海水ス

た場合の重大事故防止設備(B 高圧注入ポンプによる代替再循環)として，非常用炉心冷却設備

トレーナにより異物を除去し，冷却水として残留熱除去系熱交換器に供給できる設計とすのうち高圧注入系の B 高圧注入ポンプ並びに移動式大容量ポンプ車，燃料油貯蔵タンク，タンる。

クローリ，格納容器再循環サンプ及び格納容器再循環サンプスクリーンを使用する。
海を水源とする移動式大容量ポンプ車は，A，B 海水ストレーナブロー配管に可搬型ホースを具体的な設備は，以下のとおりとする。
・低圧炉心スプレイ系ポンプ

接続，又は海水母管戻り配管を取り外して可搬型ホースを接続し，原子炉補機冷却水系統を介・サプレッション・プール（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）

して，B 高圧注入ポンプの補機冷却水系統へ海水を直接供給することで，代替補機冷却ができ・残留熱除去系海水ポンプ（5.4 残留熱除去系）

る設計とする。B 高圧注入ポンプは，代替補機冷却を用いることで格納容器再循環サンプを水・残留熱除去系海水ストレーナ（5.4 残留熱除去系）

源とした代替再循環ができ，原子炉格納容器内の冷却と併せて原子炉を冷却できる設計とす

・緊急用海水ポンプ（5.11 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備）

る。格納容器再循環サンプスクリーンは，高圧注入ポンプ，余熱除去ポンプ及び格納容器スプ・緊急用海水ストレーナ（5.11 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備）

レイポンプの有効吸込水頭を確保できる設計とする。B 高圧注入ポンプは，代替電源設備であ・常設代替高圧電源装置（10.2 代替電源設備）

る大容量空冷式発電機から給電できる設計とする。

その他，設計基準事故対処設備である原子炉圧力容器，非常用取水設備であるＳＡ用海

移動式大容量ポンプ車の燃料は，燃料油貯蔵タンクよりタンクローリを用いて補給できる設
計とする。

備考

水ピット取水塔，海水引込み管，ＳＡ用海水ピット，貯留堰及び取水路を重大事故等対処
設備として使用する。

具体的な設備は，以下のとおりとする。
・B 高圧注入ポンプ
・移動式大容量ポンプ車(3 号及び 4 号炉共用)
・燃料油貯蔵タンク(重大事故等時のみ 3 号及び 4 号炉共用)(10.2 代替電源設備)

8

設備の相違（技術的能力と整合）赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

・タンクローリ (3 号及び 4 号炉共用)(10.2 代替電源設備)
・格納容器再循環サンプ
・格納容器再循環サンプスクリーン・大容量空冷式発電機(10.2 代替電源設備)
原子炉補機冷却海水設備を構成する A，B 海水ストレーナ及び原子炉補機冷却水設備を構成する A 原子炉補機冷却水冷却器は，設計基準事故対処設備の一部を流路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。その他，設計基準事故対処設備である 1 次冷却設備の蒸気発生器，1 次冷却材ポンプ，原子炉容器及び加圧器並びに
非常用取水設備の取水口，取水管路及び取水ピットを重大事故等対処設備として使用する。
c,

溶融デブリが原子炉容器に残存する場合に用いる設備

ｃ．溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合に用いる設備

炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，原子炉容器に残存溶融デブリが存在する

炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，原子炉圧力容器内に溶融炉心が残存す場合，原子炉格納容器水張り(格納容器スプレイ)により残存溶融デブリを冷却し，原子炉格納る場合，原子炉圧力容器内へ注水することにより，残存する溶融炉心を冷却し原子炉格納容

容器の破損を防止するための設備として以下の重大事故等対処設備(格納容器スプレイ及び代器の破損を防止するための設備として重大事故等対処設備（低圧代替注水系（常設）による替格納容器スプレイ)を設ける。

残存溶融炉心の冷却，低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却及び代替循環冷(a) 格納容器スプレイ
重大事故等対処設備(格納容器スプレイ)として，原子炉格納容器スプレイ設備の格納容器ス
プレイポンプ及び非常用炉心冷却設備の燃料取替用水タンクを使用する。
燃料取替用水タンクを水源とした格納容器スプレイポンプは，原子炉格納容器内上部にあるスプレイリングのスプレイノズルより注水できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・格納容器スプレイポンプ
・燃料取替用水タンク
原子炉格納容器スプレイ設備を構成する格納容器スプレイ冷却器は，設計基準事故対処設備の一部を流路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。その他，設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機及び原子炉格納施設の原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用する。
(b) 代替格納容器スプレイ
重大事故等対処設備(代替格納容器スプレイ)として，常設電動注入ポンプ，非常用炉心冷却設備の燃料取替用水タンク及び 2 次系補給水設備の復水タンクを使用する。
燃料取替用水タンク又は復水タンクを水源とする常設電動注入ポンプは，格納容器スプレイじである。

却系による残存溶融炉心の冷却）を設ける。
(a) 低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却設備の相違（技術的能力と整合）

炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，原子炉圧力容器内に溶融炉心が残存する場合の重大事故等対処設備（常設低圧代替注水系ポンプによる残存溶融炉心の冷却）は，「5.9.2(2)ａ．(a) 低圧代替注水系（常設）による原子炉注水」と同じである。
(b) 低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却（淡水／海水）設備の相違（技術的能力と整合）

炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，原子炉圧力容器内に溶融炉心が残存する場合の重大事故等対処設備（低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却）は，「5.9.2(2)ａ．(b) 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水」と同じである。
(c) 代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却
炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，原子炉圧力容器内に溶融炉心が残存する場合の重大事故等対処設備（代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却）として代替
循環冷却系ポンプ，サプレッション・プール，残留熱除去系熱交換器（Ａ）残留熱除去系
海水ポンプ及び残留熱除去系海水ストレーナを使用する。なお，残留熱除去系海水系の機能喪失によるサポート系の故障の場合は，緊急用海水ポンプ及び緊急用海水ストレーナを使用する。

系統を介して，原子炉格納容器内上部にあるスプレイリングのスプレイノズルより注水できる

サプレッション・プールを水源とする代替循環冷却系ポンプは，残留熱除去系熱交換器

設計とする。常設電動注入ポンプは，ディーゼル発電機に加えて，代替電源設備である大容量（Ａ）によりサプレッション・プール水を冷却し，残留熱除去系Ａ系を介してサプレッシ

空冷式発電機より重大事故等対処用変圧器受電盤及び重大事故等対処用変圧器盤を経由してョン・プール水を原子炉圧力容器内へ注水することにより残存溶融炉心を冷却できる設計給電できる設計とする。

とする。

具体的な設備は，以下のとおりとする，

表現の相違であり，設置目的は同海を水源とした残留熱除去系海水ポンプは，非常用取水設備である貯留堰及び取水路を

9

設備の相違（技術的能力と整合）赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

・常設電動注入ポンプ

通じて取水した海水を，ポンプ出口に設置される残留熱除去系海水ストレーナにより異物・燃料取替用水タンクを除去後，冷却水として残留熱除去系熱交換器（Ａ）に供給できる設計とする。また，海・復水タンクを水源とした緊急用海水ポンプは，非常用取水設備であるＳＡ用海水ピット，海水引込み

・大容量空冷式発電機(10.2 代替電源設備)

管及びＳＡ用海水ピット取水塔を通じて取水した海水を，ポンプ出口に設置される緊急用・重大事故等対処用変圧器受電盤(10.2 代替電源設備)

海水ストレーナにより異物を除去後，冷却水として留熱除去系熱交換器に供給できる設計・重大事故等対処用変圧器盤(10.2 代替電源設備)

とする。

備考

その他，設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機及び原子炉格納施設の原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用する。

残留熱除去系熱交換器（Ａ）の冷却用海水は，緊急用海水系の緊急用海水ポンプ又は残留熱除去系海水系の残留熱除去系海水ポンプからの海水を使用する。
代替循環冷却系ポンプ及び緊急用海水ポンプは，常設代替交流電源設備である常設代替
高圧電源装置から給電できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・代替循環冷却系ポンプ
・残留熱除去系熱交換器（Ａ）（5.4 残留熱除去系）
・サプレッション・プール（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
・残留熱除去系海水ポンプ（5.4 残留熱除去系）
・残留熱除去系海水ストレーナ（5.4 残留熱除去系）
・緊急用海水ポンプ（5.11 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備）
・緊急用海水ストレーナ（5.11 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備）
・常設代替高圧電源装置（10.2 代替電源設備）

d．

代替循環冷却系は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系ポンプ（Ａ）を流路としこの系統では残留熱除去系ポンプ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。その停止状態で流路の一部として使用

他，設計基準事故対処設備である原子炉圧力容器，非常用取水設備の貯留堰及び取水路をする。

重大事故等対処設備として使用する。

東二は、技術的能力に合わせ、設

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時において発電用原子炉の冷却機能が喪失していない場

計基準事故対処設備を使用する対合における発電用原子炉の冷却応は、「5.9.2(1)原子炉を冷却し，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の設備として以対処設備を使用した設備」に記載

下の重大事故等対処設備(余熱除去ポンプによる炉心注入及び余熱除去ポンプによる低圧再循している。

環)を設ける。
(a) 余熱除去ポンプによる炉心注入
運転中の 1 次冷却材喪失事象時において，余熱除去ポンプ及び燃料取替用水タンクによる原子炉冷却機能が喪失していない場合の重大事故等対処設備(余熱除去ポンプによる炉心注入)として，非常用炉心冷却設備のうち低圧注入系の余熱除去ポンプ及び燃料取替用水タンクを使用する。
燃料取替用水タンクを水源とした余熱除去ポンプは，低圧注入系統により炉心へ注水できる設計とする。

10

設計基準事故赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

具体的な設備は，以下のとおりとする。
・余熱除去ポンプ・燃料取替用水タンク
非常用炉心冷却設備のうち低圧注入系を構成する余熱除去冷却器は，設計基準事故対処設備の一部を流路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。その他，設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機並びに1 次冷却設備の蒸気発生器，1 次冷却材ポンプ，原子炉容器及び加圧器を重大事故等対処設備として使用する。
(b) 余熱除去ポンプによる低圧再循環
運転中の 1 次冷却材喪失事象時において，余熱除去ポンプ及び余熱除去冷却器による原子炉
冷却機能が喪失していない場合の重大事故等対処設備(余熱除去ポンプによる低圧再循環)として，非常用炉心冷却設備のうち低圧注入系の余熱除去ポンプ及び余熱除去冷却器並びに格納
容器再循環サンプ及び格納容器再循環サンプスクリーンを使用する。
格納容器再循環サンプを水源とした余熱除去ポンプは，余熱除去冷却器を介して再循環ができる設計とする。格納容器再循環サンプスクリーンは，高圧注入ポンプ，余熱除去ポンプ及び格納容器スプレイポンプの有効吸込水頭を確保できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・余熱除去ポンプ・余熱除去冷却器
・格納容器再循環サンプ
・格納容器再循環サンプスクリーン
その他，設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機並びに 1 次冷却設
備の蒸気発生器，1 次冷却材ポンプ，原子炉容器及び加圧器を重大事故等対処設備として使用する。
(2) 1 次冷却材喪失事象が発生していない場合に用いる設備
原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備のうち，原子炉を冷却し，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の設備として以下の重大事故防止設備(蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(注水)，蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(蒸気放出)及び蒸気発生器 2 次側のフィードアンドブリード)を設ける。
a. フロントライン系故障時に用いる設備(a) 蒸気発牛器 2 次側による炉心冷却(注水)
運転中において余熱除去ポンプ又は余熱除去冷却器の故障等により余熱除去設備による崩壊熱除去機能が喪失した場合の重大事故防止設備(蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(注水))として，給水設備の電動補助給水ポンプ及びタービン動補助給水ポンプ並びに 2 次系補給水設備の復水タンク並びに 1 次冷却設備の蒸気発生器を使用する。
復水タンクを水源とした電動補助給水ポンプ又はタービン動補助給水ポンプは，蒸気発生11

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所器へ給水し，主蒸気逃がし弁を開操作することで，2 次冷却系からの除熱により原子炉を冷却できる設計とする。電動補助給水ポンプは，ディーゼル発電機から給電できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・電動補助給水ポンプ
・タービン動補助給水ポンプ
・復水タンク・蒸気発生器その他，設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機を重大事故等対処
設備として使用する。
(b) 蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(蒸気放出)
運転中において余熱除去ポンプ又は余熱除去冷却器の故障等により余熱除去設備による崩壊熱除去機能が喪失した場合の重大事故防止設備(蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(蒸気放出))として，主蒸気系統設備の主蒸気逃がし弁を使用する。
主蒸気逃がし弁を開操作することで 2 次冷却系からの除熱により原子炉を冷却できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・主蒸気逃がし弁(c) 蒸気発生器 2 次側のフィードアンドブリード
運転中において余熱除去ポンプ又は余熱除去冷却器の故障等により余熱除去設備による崩壊熱除去機能が喪失した場合の重大事故防止設備(蒸気発生器 2 次側のフィードアンドブリード)
として，給水設備の電動補助給水ポンプ，2 次系補給水設備の復水タンク及び 1 次冷却設備の蒸気発牛器を使用する。
復水タンクを水源とした電動補助給水ポンプは，蒸気発生器へ給水することで，蒸気発生器 2次側からの除熱により原子炉を冷却できる設計とする。電動補助給水ポンプは，ディーゼル発電機から給電できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・電動補助給水ポンプ
・復水タンク・蒸気発生器その他，設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機を重大事故等対処設備として使用する。
b,

サホート系故障時に用いる設備(a) 蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(注水)
運転中において全交流動力電源又は原子炉補機冷却機能が喪失した場合の重大事故防止設
備(蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(注水))として，給水設備のタービン動補助給水ポンプ及び電動補助給水ポンプ並びに 2 次系補給水設備の復水タンク並びに 1 次冷却設備の蒸気発生

12

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

器を使用する。
復水タンクを水源とした電動補助給水ポンプ又はタービン動補助給水ポンプは，蒸気発生器へ給水し，主蒸気逃がし弁を開操作することで，2 次冷却系からの除熱により原子炉を冷却できる設計とする。電動補助給水ポンプは，代替電源設備である大容量空冷式発電機から給電できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・タービン動補助給水ポンプ
・電動補助給水ポンプ
・復水タンク・蒸気発生器・大容量空冷式発電機(10.2 代替電源設備)(b) 蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(蒸気放出)
運転中において全交流動力電源又は原子炉補機冷却機能が喪失した場合の重大事故防止設
備(蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(蒸気放出))として，主蒸気系統設備の主蒸気逃がし弁を使用する。
主蒸気逃がし弁を開操作することで 2 次冷却系からの除熱により原子炉を冷却できる設計とする。また，主蒸気逃がし弁は，現場で人力による弁の操作ができる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・主蒸気逃がし弁(c) 蒸気発生器 2 次側のフィードアンドブリード
運転中において全交流動力電源又は原子炉補機冷却機能が喪失した場合の重大事故防止設
備(蒸気発生器 2 次側のフィードアンドブリード)として，給水設備の電動補助給水ポンプ，2次系補給水設備の復水タンク及び 1 次冷却設備の蒸気発生器を使用する。
復水タンクを水源とした電動補助給水ポンプは，蒸気発生器へ給水することで，蒸気発生器
2 次側からの除熱により原子炉を冷却できる設計とする，電動補助給水ポンプは，代替電源設備である大容量空冷式発電機から給電できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・電動補助給水ポンプ
・復水タンク・蒸気発生器・大容量空冷式発電機(10.2 代替電源設備)(3) 運転停止中の場合に用いる設備(3) 原子炉運転停止中の場合に用いる設備

東二では、技術的能力に合わせ原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備のうち，原子炉

原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備のうち，原子炉「原子炉運転停止中の場合に用いを冷却し，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の設備として以下の重を冷却し，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，重大事故等対処設備

る設備」と記載しているが、先行大事故防止設備(充てんポンプによる炉心注入，B 格納容器スプレイポンプによる代替炉心注（低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水）を設ける。また，炉心の著しい損傷に至るま

PWR では、「運転停止中の場合に入，B 格納容器スプレイポンプによる代替再循環，高圧注入ポンプによる高圧再循環，高圧注での時間的余裕のない場合に対応するために，重大事故等対処設備（低圧代替注水系（常設） 用いる設備」で表現している。

13

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
入ポンプによる炉心注入，B 高圧注入ポンプによる代替再循環，蒸気発牛器 2 次側による炉心東海第二発電所

備考

による原子炉注水）を設ける。

冷却(注水)，蒸気発牛器 2 次側による炉心冷却(蒸気放出)及び蒸気発生器 2 次側のフィードア
ンドブリード)及び可搬型重大事故防止設備(可搬型ディーゼル注入ポンプによる代替炉心注入)を設ける。また，炉心の著しい損傷に至るまでの時間的余裕のない場合に対応するために，
常設重大事故防止設備(常設電動注入ポンプによる代替炉心注入及び B 充てんポンプによる代替炉心注入)を設ける。
a,

フロントライン系故障時に用いる設備

ａ．フロントライン系故障時に用いる設備(a) 低圧代替注水系（常設）による原子炉注水(a) 炉心注入
i. 充てんポンプによる炉心注入

原子炉運転停止中において，残留熱除去系ポンプの故障等により残留熱除去系による原運転停止中において余熱除去ポンプ又は余熱除去冷却器の故障等により余熱除去設備によ子炉の冷却機能が喪失した場合の重大事故等対処設備（低圧代替注水系（常設）による原る崩壊熱除去機能が喪失した場合の重大事故防止設備(充てんポンプによる炉心注入)は，

子炉注水）は，「5.9.2 (2)ａ．(a) 低圧代替注水系（常設）による原子炉注水」と同じで「5.6.2ある。

(1)a.(a)i.充てんポンプによる炉心注入」と同じである。

ii. 高圧注入ポンプによる炉心注入(b) 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）

運転停止中において余熱除去ポンプ又は余熱除去冷却器の故障等により余熱除去設備によ

原子炉運転停止中において，残留熱除去系ポンプの故障等により残留熱除去系による原る崩壊熱除去機能が喪失した場合の重大事故防止設備(高圧注入ポンプによる炉心注入)は，子炉の冷却機能が喪失した場合の重大事故等対処設備（低圧代替注水系（可搬型）による「5.6.2

原子炉注水）は，「5.9.2 (2)ａ．(b) 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水(1)a.(e)i.高圧注入ポンプによる炉心注入」と同じである。

／海水）」と同じである。

(b) 代替炉心注入
i. B 格納容器スプレイポンプによる代替炉心注入
運転停止中において余熱除去ポンプ又は余熱除去冷却器の故障等により余熱除去設備による崩壊熱除去機能が喪失した場合の重大事故防止設備(B 格納容器スプレイポンプによる代替
炉心注入)は，「5.6.2 (1)a.(b)i.B 格納容器スプレイポンプによる代替炉心注入」と同じである。
ii. 常設電動注入ポンプによる代替炉心注入
運転停止中において余熱除去ポンプ又は余熱除去冷却器の故障等により余熱除去設備による崩壊熱除去機能が喪失した場合の常設重大事故防止設備(常設電動注入ポンプによる代替炉
心注入)は，「5.6.2 (1)a.(b)li.常設電動注入ポンプによる代替炉心注入」と同じである。
iii. 可搬型ディーゼル注入ポンプによる代替炉心注入
運転停止中において余熱除去ポンプ又は余熱除去冷却器の故障等により余熱除去設備による崩壊熱除去機能が喪失した場合の可搬型重大事故防止設備(可搬型ディーゼル注入ポンプによる代替炉心注入)は，「5.6.2

設備の相違（技術的能力と整合）(1)a.(b)lii.可搬型ディーゼル注入ポンプによる代替炉心注入」と同じである。
(c) 代替再循環
i. B 格納容器スプレイポンプによる代替再循環
運転停止中において余熱除去ポンプ又は余熱除去冷却器の故障等により余熱除去設備による崩壊熱除去機能が喪失した場合の重大事故防止設備(B 格納容器スプレイポンプによる代替再循環)は，「5.6.2 (1)a,(c)i.B 格納容器スプレイポンプによる代替再循環」と同じである。

14

設備の相違（技術的能力と整合）赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考(d) 再循環i. 高圧注入ポンプによる高圧再循環
運転停止中において余熱除去ポンプ又は余熱除去冷却器の故障等により余熱除去設備による崩壊熱除去機能が喪失した場合の重大事故防止設備(高圧注入ポンプによる高圧再循環)は，「5.6.2(1)a.(d)i.高圧注入ポンプによる高圧再循環」と同じである。

(e) 蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(注水)
運転停止中において余熱除去ポンプ又は余熱除去冷却器の故障等により余熱除去設備による崩:壊熱除去機能が喪失した場合の重大事故防止設備(蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(注水))は，「5.6.2 (2)a.(a)蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(注水)」と同じである。
(f) 蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(蒸気放出)
運転停止中において余熱除去ポンプ又は余熱除去冷却器の故障等により余熱除去設備による崩壊熱除去機能が喪失した場合の重大事故防止設備(蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(蒸気放出))は，「5.6.2 (2)a.(b)蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(蒸気放出)」と同じである。
(g) 蒸気発生器 2 次側のフィードアンドブリード
運転停止中において余熱除去ポンプ又は余熱除去冷却器の故障等により余熱除去設備による崩壊熱除去機能が喪失した場合の重大事故防止設備(蒸気発生器 2 次側のフィードアンドブ
リード)は，「5.6.2 (2)a.(c)蒸気発生器 2 次側のフィードアンドブリード」と同じである。
b.

サポート系故障時に用いる設備(a) 代替炉心注入
i. 常設電動注入ポンプによる代替炉心注入

ｂ．サポート系故障時に用いる設備(a) 残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）復旧後の原子炉除熱
原子炉運転停止中において，全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によ

運転停止中において全交流動力電源又は原子炉補機冷却機能が喪失した場合の常設重大事るサポート系の故障により，残留熱除去系が原子炉の冷却機能を喪失した場合の重大事故

故防止設備(常設電動注入ポンプによる代替炉心注入)は，「5.6.2 (1)b.(a)i.常設電動注入ポ等対処設備（常設代替交流電源設備による残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の復旧）

ンプによる代替炉心注入」と同じである。

として常設代替高圧電源装置，残留熱除去系ポンプ，残留熱除去系熱交換器，残留熱除去

ii. B 充てんポンプによる代替炉心注入

系海水ポンプ及び残留熱除去系海水ストレーナを使用する。なお，残留熱除去海水系の機運転停止中において全交流動力電源又は原子炉補機冷却機能が喪失した場合の常設重大事
故防止設備(B 充てんポンプによる代替炉心注入)は，「5.6.2 (1)b.(a)il.B 充てんポンプによる代替炉心注入」と同じである。
iii. 可搬型ディーゼル注入ポンプによる代替炉心注入
運転停止中において全交流動力電源又は原子炉補機冷却機能が喪失した場合の可搬型重大事故防止設備(可搬型ディーゼル注入ポンプによる代替炉心注入)は，「5.6.2(1)a.(b)iti. 可
搬型ディーゼル注入ポンプによる代替炉心注入」と同じである。
(b) 代替再循環
i. B 高圧注入ポンプによる代替再循環

能喪失によるサポート系の故障の場合は，緊急用海水系の緊急用海水ポンプ及び緊急用海水ストレーナを使用する。
残留熱除去系ポンプは，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置からの給電により機能を復旧し，原子炉圧力容器内の水を，残留熱除去系熱交換器を介して注水することで，原子炉の除熱が可能な設計とする。
残留熱除去系ポンプ及び残留熱除去系海水ポンプは，常設代替交流電源設備である常設
代替高圧電源装置から給電できる設計とする。
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）に使用する残留熱除去系熱交換器の冷却用海水は，残留熱除去系海水系の残留熱除去系海水ポンプから供給できる設計とする。

運転停止中において全交流動力電源又は原子炉補機冷却機能が喪失した場合の重大事故防

海を水源とした残留熱除去系海水ポンプは，非常用取水設備である貯留堰及び取水路を止設備(B 高圧注入ポンプによる代替再循環)は，「5.6.2(1)b.(b)i.B 高圧注入ポンプによる代通じて取水した海水をポンプ出口に設置される残留熱除去系海水ストレーナにより異物替再循環」と同じである。

を除去後，冷却水として残留熱除去系熱交換器に供給できる設計とする。また，海を水源

15

設備の相違（技術的能力と整合）赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉(c) 蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(注水)東海第二発電所とした緊急用海水ポンプは，非常用取水設備であるＳＡ用海水ピット，海水引込み管及び運転停止中において全交流動力電源又は原子炉補機冷却機能が喪失した場合の重大事故防ＳＡ用海水ピット取水塔を通じて取水した海水をポンプ出口に設置される緊急用海水ス

止設備(蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(注水))は，「5.6.2(2)b.(a) 蒸気発生器 2 次側によ

トレーナにより異物を除去後，冷却水として残留熱除去系熱交換器に供給できる設計とす

る炉心冷却(注水)」と同じである。

る。

(d) 蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(蒸気放出)

具体的な設備は，以下のとおりとする。

運転停止中において全交流動力電源又は原子炉補機冷却機能が喪失した場合の重大事故防・残留熱除去系ポンプ（5.4 残留熱除去系）

止設備(蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(蒸気放出))は，「5.6.2(2)b.(b) 蒸気発生器 2 次側・残留熱除去系熱交換器（5.4 残留熱除去系）

による炉心冷却(蒸気放出)」と同じである。

・残留熱除去系海水ポンプ（5.4 残留熱除去系）(e) 蒸気発生器 2 次側のフィードアンドブリード
運転停止中において全交流動力電源又は原子炉補機冷却機能が喪失した場合の重大事故防・残留熱除去系海水ストレーナ（5.4 残留熱除去系）
・緊急用海水ポンプ（5.11 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備）

止設備(蒸気発牛器 2 次側のフィードアンドブリード)は，「5.6.2(2)b.(c)蒸気発生器 2 次側の・緊急用海水ストレーナ（5.11 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備）

フィードアンドブリード」と同じである。

・常設代替高圧電源装置（10.2 代替電源設備）(4) 溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止に用いる設備
発電用原子炉の冷却機能が喪失し，炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉心の原子炉格

その他，設計基準事故対処設備である原子炉圧力容器，非常用取水設備の貯留堰，取水路を重大事故等対処設備として使用する。

納容器下部への落下を遅延・防止することで原子炉格納容器の破損を防止する設備として以下の重大事故等対処設備(高圧注入ポンプによる炉心注入，余熱除去ポンプによる炉心注入，充てんポンプによる炉心注入，B 格納容器スプレイポンプによる代替炉心注入，常設電動注入ポ
ンプによる代替炉心注入及び B 充てんポンプによる代替炉心注入)を設ける。
a, 交流動力電源及び原子炉補機冷却機能が健全である場合に用いる設備(a) 炉心注入
i. 高圧注入ポンプによる炉心注入
重大事故等対処設備(高圧注入ポンプによる炉心注入)は，「5.6.2(1)a.(e)i. 高圧注入ポンプによる炉心注入」と同じである。
ii. 余熱除去ポンプによる炉心注入
重大事故等対処設備(余熱除去ポンプによる炉心注入)として，非常用炉心冷却設備のうち低圧注入系の余熱除去ポンプ及び燃料取替用水タンクを使用する。
燃料取替用水タンクを水源とした余熱除去ポンプは，低圧注入系統により炉心へ注水できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・余熱除去ポンプ・燃料取替用水タンク
非常用炉心冷却設備のうち低圧注入系を構成する余熱除去冷却器は，設計基準事故対処設
備の一部を流路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。その他，設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機
並びに 1 次冷却設備の蒸気発生器，1 次冷却材ポンプ，原子炉容器及び加圧器を重大事故等対処設備として使用する。

16

備考

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

iii. 充てんポンプによる炉心注入
重大事故等対処設備(充てんポンプによる炉心注入)は，「5.6.2(1)a.(a)i, 充てんポンプによる炉心注入」と同じである。
(b) 代替炉心注入
i. B 格納容器スプレイポンプによる代替炉心注入
重大事故等対処設備(B 格納容器スプレイポンプによる代替炉心注入)は，「5.6.2(1)a.(b)i.
B 格納容器スプレイポンプによる代替炉心注入」と同じである。
ii. 常設電動注入ポンプによる代替炉心注入
重大事故等対処設備(常設電動注入ポンプによる代替炉心注入)は，「5.6.2(1)a.(b)i. 常設
電動注入ポンプによる代替炉心注入」と同じである。
b,

全交流動力電源喪失又は原子炉補機冷却機能喪失時に用いる設備(a) 代替炉心注入
i. B 充てんポンプによる代替炉心注入
全交流動力電源又は原子炉補機冷却機能が喪失した場合の重大事故等対処設備(B 充てんポ
ンプによる代替炉心注入)は，「5.6.2(1)b.(a)ij'. B 充てんポンプによる代替炉心注入」と同じである。
ii. 常設電動注入ポンプによる代替炉心注入
全交流動力電源又は原子炉補機冷却機能が喪失した場合の重大事故等対処設備(常設電動注入ポンプによる代替炉心注入)は，「5.6.2(1)b.(a)i. 常設電動注入ポンプによる代替炉心注入」と同じである。
ディーゼル発電機並びに「5.6.2(1)d.(a) 余熱除去ポンプによる炉心注入」に使用する余「5.9.2 (1)ａ．(a) 残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水」に使用する残留熱除熱除去ポンプ及び燃料取替用水タンク並びに「5.6.2(1)d.(b) 余熱除去ポンプによる低圧再去系ポンプ，残留熱除去系熱交換器，サプレッション・プール，残留熱除去系海水ポンプ及び循環」に使用する余熱除去ポンプ，余熱除去冷却器，格納容器再循環サンプ及び格納容器再循

残留熱除去系海水ストレーナ，「5.9.2 (1)ａ．(b) 低圧炉心スプレイ系による原子炉注水」

環サンプスクリーンは，設計基準事故対処設備であるとともに，重大事故等時においても使用に使用する低圧炉心スプレイ系ポンプ，サプレッション・プール，残留熱除去系海水ポンプ及するため，「1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針」に示す設計方針を適用する。ただび残留熱除去系海水ストレーナ，「5.9.2 (1)ｂ．(a)し，多様性，位置的分散等を考慮すべき対象の設計基準事故対処設備はないことから，「1.1.7による原子炉除熱」に使用する残留熱除去系ポンプ，残留熱除去系熱交換器，残留熱除去系海重大事故等対処設備に関する基本方針」のうち多様性，位置的分散等の設計方針は適用しない。

水ポンプ及び残留熱除去系海水ストレーナは，設計基準事故対処設備であるとともに，重大ディーゼル発電機，大容量空冷式発電機，燃料油貯蔵タンク，タンクローリ，重大事故等対事故等時においても使用するため，「1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針」に示す設

処用変圧器受電盤及び重大事故等対処用変圧器盤については，「10.2 代替電源設備」にて記計方針を適用する。ただし，多様性及び位置的分散を考慮すべき対象の設計基準事故対処設載する。1 次冷却設備を構成する蒸気発生器，1 次冷却材ポンプ，原子炉容器及び加圧器につ備はないことから，「1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針」のうち多様性及び位置的いては，「5.1 1 次冷却設備分散の設計方針は適用しない。

5.1.2 重大事故等時」にて記載する。非常用取水設備の取水口，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）

取水管路及び取水ピットについては，「10.8 非常用取水設備 10.8.2 重大事故等時」にて記

常設代替高圧電源装置，可搬型設備用軽油タンク，タンクローリについては，「10.2載する。原子炉格納施設の原子炉格納容器については，「9.1

電源設備」に示す。

事故等時」にて記載する。

原子炉格納施設

9.1.2 重大原子炉圧力容器については，「5.1原子炉圧力容器及び一次冷却材設備

5.1.2

代替

重大事故

等時」に示す。
非常用取水設備の貯留堰及び取水路については，「10.817非常用取水設備 10.8.2

重大事

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考故等時」に示す。
5.6.2.1 多様性及び独立性，位置的分散

5.9.2.1 多様性，独立性及び位置的分散

基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

充てんポンプを使用した炉心注入は，化学体積制御設備の充てんポンプにより炉心注入でき

常設低圧代替注水系ポンプを使用する原子炉への注水は，常設代替高圧電源装置置場に設置することで，余熱除去ポンプ又は高圧注入ポンプによる炉心注入並びに余熱除去ポンプ及び余熱る常設代替高圧電源装置からの独立した電源供給ラインから給電することにより，原子炉建屋付除去冷却器を使用した余熱除去機能に対して多重性を持つ設計とする，燃料取替用水タンクを属棟に設置する非常用ディーゼル発電機から給電する残留熱除去系ポンプ及び低圧炉心スプレ

水源とすることで格納容器再循環サンプを水源とする余熱除去ポンプ及び高圧注入ポンプを

イ系ポンプを使用する原子炉への注水に対して多様性を有し位置的分散を図る設計とする。ま

使用した再循環並びに B 格納容器スプレイポンプを使用した代替再循環に対して異なる水源

た，代替淡水貯槽を水源とすることで，サプレッション・プールを水源とする残留熱除去系ポンを持つ設計とする。

プ及び低圧炉心スプレイ系ポンプを使用する原子炉への注水に対して多様性を有する設計とす

充てんポンプは，原子炉補助建屋内の余熱除去ポンプ，高圧注入ポンプ及び余熱除去冷却器と異なる区画に設置し，燃料取替用水タンクは，燃料取替用水タンク建屋内に設置する。

る。
常設低圧代替注水系ポンプ及び代替淡水貯槽は，屋外の常設低圧代替注水系格納槽内に設置すこれにより，余熱除去ポンプ，高圧注入ポンプ，余熱除去冷却器，原子炉格納容器内の格納容ることで，原子炉建屋原子炉棟内の残留熱除去系ポンプ及び原子炉格納容器内のサプレッショ

器再循環サンプスクリーン及び原子炉周辺建屋内の格納容器再循環サンプ外隔離弁と位置的

ン・プールに対して位置的分散を図る設計とする。

分散を図る設計とする，
B 格納容器スプレイポンプを使用した代替炉心注入は，格納容器スプレイ設備の B 格納容器
スプレイポンプにより炉心注入できることで，余熱除去ポンプ又は高圧注入ポンプによる炉心設備の相違（技術的能力と整合）

常設低圧代替注水系ポンプは冷却水を不要（自然冷却）とすることで，残留熱除去海水ポンプ

外部サポート不要である自然冷却により冷却する残留熱除去系ポンプ及び低圧炉心スプレイ系ポンプに対して多様性を有する設 は外部サポートを要する設備に対計とする。

注入並びに余熱除去ポンプ及び余熱除去冷却器を使用した余熱除去に対して多重性を持っ設

常設低圧代替注水系ポンプを使用する原子炉への注水配管は，代替淡水貯槽から残留熱除去系計とする。燃料取替用水タンクを水源とすることで格納容器再循環サンアを水源とする余熱除Ｃ系配管との合流点まで，残留熱除去系ポンプを使用する系統に対して可 能 な 限 り 多 様 性 を 有

去ポンプ及び高圧注入ポンプを使用した再循環並びに B 格納容器スプレイポンプを使用した

す る 設計とする。

代替再循環に対して異なる水源を持つ設計とする，
B 格納容器スプレイポンプは，原子炉補助建屋内の余熱除去ポンプ及び高圧注入ポンプと壁で分離された部屋並びに余熱除去冷却器と異なる区画に設置し，燃料取替用水タンクは，燃料取替用水タンク建屋内に設置する。これにより，余熱除去ポンプ，高圧注入ポンプ，余熱除去
冷却器，原子炉格納容器内の格納容器再循環サンプスクリーン及び原子炉周辺建屋内の格納容
器再循環サンプ外隔離弁と位置的分散を図る設計とする。
常設電動注入ポンプを使用した代替炉心注入は，大容量空冷式発電機からの独立した電源供
給ラインから給電することにより，余熱除去ポンプ及び高圧注入ポンプによる炉心注入並びに余熱除去ポンプ及び余熱除去冷却器を使用した余熱除去機能に対して多様性を持った電源により駆動できる設計とする。また，燃料取替用水タンク及び復水タンクを水源とすることで，燃料取替用水タンクを水源とする余熱除去ポンプ及び高圧注入ポンプを使用した炉心注入並びに格納容器再循環サンプを水源とする余熱除去ポンプ及び高圧注入ポンプを使用した再循
環並びに B 格納容器スプレイポンプを使用した代替再循環に対して異なる水源を持つ設計とする。
常設電動注入ポンプは，原子炉補助建屋内の余熱除去ポンプ，高圧注入ポンプ及び余熱除去
冷却器と異なる区画に設置し，燃料取替用水タンクは，燃料取替用水タンク建屋内に設置し，

18

し多様性を有する。

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

復水タンクは，原子炉周辺建屋内の格納容器再循環サンプ外隔離弁と異なる区画に設置する。
これにより，余熱除去ポンプ，高圧注入ポンプ，格納容器再循環サンプ外隔離弁，余熱除去冷却器及び原子炉格納容器内の格納容器再循環サンプスクリーンと位置的分散を図る設計とする。
可搬型ディーゼル注入ポンプを使用した代替炉心注入は，可搬型ディーゼル注入ポンプを空可搬型代替注水大型ポンプを使用する原子炉への注水は，可搬型代替注水大型ポンプを空冷式冷式のディーゼル駆動とすることで，余熱除去ポンプ及び高圧注入ポンプによる炉心注入並びのディーゼルエンジン駆動とすることで，電動駆動の残留熱除去系ポンプ及び低圧炉心スプレイに余熱除去ポンプ及び余熱除去冷却器を使用した余熱除去機能並びに B 格納容器スプレイポ

系ポンプに対して多様性を有する設計とする。また，代替淡水貯槽を水源とすることで，サプレンプ及び常設電動注入ポンプによる代替炉心注入において使用する電動ポンプに対して，多様ッション・プールを水源とする残留熱除去系ポンプ及び低圧炉心スプレイ系ポンプを使用する原性を持った駆動源により駆動でき，ディーゼル発電機及び大容量空冷式発電機を使用した電源

子炉への注水に対して多様性を有し位置的分散を図る設計とする。

に対して多様性を持つ設計とする。また，海水又は代替淡水源から補給できる中間受槽を水源

可搬型代替注水大型ポンプは，屋外の保管場所に分散して保管することで，原子炉建屋原子炉とすることで，燃料取替用水タンクを水源とする余熱除去ポンプ及び高圧注入ポンプを使用し棟内の残留熱除去系ポンプ及び常設低圧代替注水系格納槽内の常設低圧代替注水系ポンプに対た炉心注入並びに燃料取替用水タンクを水源とする B 格納容器スプレイポンプを使用した代して位置的分散を図る設計とする。

替炉心注入並びに燃料取替用水タンク及び復水タンクを水源とする常設電動注入ポンプを使用した代替炉心注入並びに格納容器再循環サンプを水源とする余熱除去ポンプ及び高圧注入
ポンプを使用した再循環並びに B 格納容器スプレイポンプを使用した代替再循環に対して異なる水源を持つ設計とする。
可搬型ディーゼル注入ポンプ及び中間受槽は，屋外に分散して保管することで，3 号炉の原
子炉補助建屋内の余熱除去ポンプ，高圧注入ポンプ，余熱除去冷却器，B 格納容器スプレイポ
ンプ及び常設電動注入ポンプ並びに燃料取替用水タンク建屋内の燃料取替用水タンク並びに原子炉格納容器内の格納容器再循環サンプスクリーン並びに原子炉周辺建屋内の格納容器再循環サンプ外隔離弁，ディーゼル発電機及び復水タンク，並びに 4 号炉の原子炉周辺建屋内の余熱除去ポンプ，高圧注入ポンプ，燃料取替用水ピット，格納容器再循環サンプ外隔離弁，余熱除去冷却器，ディーゼル発電機，B 格納容器スプレイポンプ，常設電動注入ポンプ及び復水
ビット並びに原子炉格納容器内の格納容器再循環サンプスクリーンと位置的分散を図る設計とする。
可搬型ディーゼル注入ポンプの接続口は，原子炉周辺建屋内と原子炉補助建屋内に 1 箇所ずつ設置し，合計 2 箇所設置する設計とする。

可搬型代替注水大型ポンプの接続口は共通要因によって接続できなくなることを防止するた 記載方法の違い（先行ＢＷＲと記
め，位置的分散を図った複数個所に設置する設計とする。

B 格納容器スプレイポンプ及び B 格納容器スプレイ冷却器を使用した代替再循環は，格納容

可搬型代替注水大型ポンプを使用する原子炉への注水配管は，代替淡水貯槽から残留熱除去系

器スプレイ設備の B 格納容器スプレイポンプ及び B 格納容器スプレイ冷却器により再循環でＣ系配管及び低圧炉心スプレイ系配管との合流点までの系統について，残留熱除去系ポンプ及びきることで，余熱除去ポンプ及び余熱除去冷却器による再循環に対して多重性を持っ設計とす

低圧炉心スプレイ系ポンプを使用する系統に対して可 能 な 限 り 多 様 性 を 有 す る 設計とする。

る。

代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却は，代替循環冷却系ポンプの電源を常設代替高圧電B 格納容器スプレイポンプは，原子炉補助建屋内の余熱除去ポンプと壁で分離された部屋及源装置からの独立した電源供給ラインから給電することにより非常用ディーゼル発電機から給び余熱除去冷却器と異なる区画に設置し，B 格納容器スプレイ冷却器は，原子炉補助建屋内の電する残留熱除去系ポンプを使用する原子炉の冷却に対して多様性を有し位置的分散を図る設

余熱除去ポンプと異なる区画及び余熱除去冷却器と壁で分離された部屋に設置することで，位計とする。また，代替循環冷却系ポンプは，冷却水を不要（自然冷却）とすることで，残留熱除置的分散を図る設計とする。

去系海水ポンプにより冷却する残留熱除去系ポンプに対して多様性を有する設計とする。

高圧注入ポンプを使用した高圧再循環は，安全注入系統により再循環できることで，余熱除代替循環冷却系ポンプは，原子炉建屋原子炉棟内の残留熱除去系ポンプと異なる区画の残留熱

19

載を整合）

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
去ポンプ及び余熱除去冷却器による再循環に対して多重性を持つ設計とする，
高圧注入ポンプは，原子炉補助建屋内の余熱除去ポンプと壁で分離された部屋及び余熱除去
冷却器と異なる区画に設置することで，位置的分散を図る設計とする。
高圧注入ポンプ及び燃料取替用水タンクを使用した炉心注入は，燃料取替用水タンクを水源

東海第二発電所
除去系熱交換器（Ａ）室に設置することで，残留熱除去系ポンプと位置的分散を図る設計とする。
代替循環冷却系ポンプによる残存溶融炉心の冷却に使用する配管は，残留熱除去系熱交換器（Ａ）の出口配管の分岐点から，残留熱除去系Ａ系配管との合流点までの系統について，残留熱除去系ポンプ（Ａ）を使用する系統に対して可 能 な 限 り 多 様 性 を 有 す る 設計とする。

とすることで，格納容器再循環サンプを水源とする余熱除去ポンプ及び高圧注入ポンプを使用
した再循環並びに B 格納容器スプレイポンプを使用した代替再循環並びに余熱除去ポンプ及び余熱除去冷却器を使用した余熱除去機能に対して異なる水源を持つ設計とする。
高圧注入ポンプは，原子炉補助建屋内の余熱除去ポンプと壁で分離された部屋及び余熱除去

代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却に使用する緊急用海水ポンプは，常設代替高圧電源
装置からの独立した電源供給ラインから給電することにより非常用ディーゼル発電機から給電する残留熱除去系海水ポンプに対して多様性を有する設計とする。

冷却器と異なる区画に設置し，燃料取替用水タンクは，燃料取替用水タンク建屋内に設置する。

緊急用海水ポンプは，原子炉建屋に隣接する緊急用海水ポンプピット内に設置することで，屋これにより，余熱除去ポンプ，余熱除去冷却器，原子炉格納容器内の格納容器再循環サンプス

外の海水ポンプ室に設置する残留熱除去系海水ポンプに対して位置的分散を図る設計とする。

クリーン及び原子炉周辺建屋内の格納容器再循環サンプ外隔離弁と位置的分散を図る設計と電源の多様性及び位置的分散については，「10.2 代替電源設備」に示す。

する。
代替炉心注入時において B 充てんポンプは，ディーゼル発電機に対して多様性を持った大容量空冷式発電機から給電することにより，余熱除去ポンプ及び高圧注入ポンプを使用した炉心注入に対して多様性を持った駆動源により駆動できる設計とする。
代替炉心注入時において B 充てんポンプは，安全注入ラインを介さず，化学体積制御系統の充てんラインを用いて炉心に注入できることで，余熱除去ポンプ及び高圧注入ポンプを使用した炉心注入に対して多重性を持っ設計とする。
また，B 充てんポンプの自己冷却は，B 充てんポンプ出口配管から分岐した自己冷却ライン
により B 充てんポンプを冷却でき，海水ポンプ及び原子炉補機冷却水ポンプを使用する補機冷却に対して異なる冷却手段を用いることで多様性を持つ設計とする。
B 充てんポンプは，原子炉補助建屋内の余熱除去ポンプ，高圧注入ポンプ及び原子炉補機冷却水ポンプと異なる区画に設置し，燃料取替用水タンクは，燃料取替用水タンク建屋内に設置する。これにより，余熱除去ポンプ，高圧注入ポンプ，原子炉補機冷却水ポンプ及び屋外の海
水ポンプと位置的分散を図る設計とする。
代替再循環時において B 高圧注入ポンプは，ディーゼル発電機に対して多様性を持った大容量空冷式発電機から給電できる設計とする。
移動式大容量ポンプ車を使用する B 高圧注入ポンプの代替補機冷却は，移動式大容量ポンプ
車を空冷式のディーゼル駆動とすることで，電動の海水ポンプ及び原子炉補機冷却水ポンプを使用する補機冷却に対して多様性を持った駆動源により駆動できる設計とする。また，海水ポ
ンプ及び原了炉補機冷却水ポンプの電源であるディーゼル発電機に対して，多様性を持っ設計とする。
移動式大容量ポンプ車は，3 号炉の原子炉周辺建屋内のデイーゼル発電機，原子炉補助建屋
内の原子炉補機冷却水ポンプ及び屋外の海水ポンプ，並びに 4 号炉の原子炉周辺建屋内のディーゼル発電機及び原子炉補機冷却水ポンプ並びに屋外の海水ポンプと離れた位置に分散して保管することで，位置的分散を図る設計とする。

20

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

移動式大容量ポンプ車の接続口は，屋外に 2 箇所設置する設計とする。
クラゲ等の海牛生物からの影響に対し移動式大容量ポンプ車は複数の取水箇所を選定できる設計とする。
電動補助給水ポンプ，タービン動補助給水ポンプ，復水タンク，蒸気発生器及び主蒸気逃がし弁を使用した蒸気発生器 2 次側による炉心冷却は，余熱除去ポンプ及び余熱除去冷却器を使用した余熱除去機能に対して最終ヒートシンクの異なる冷却手段を用いることで多様性を有する設計とする。
蒸気発生器 2 次側による炉心冷却に使用する電動補助給水ポンプは，ディーゼル発電機に対して多様性を持った大容量空冷式発電機から給電できる設計とする。
蒸気発牛器 2 次側による炉心冷却に使用するタービン動補助給水ポンプは，蒸気駆動とする
ことにより，ディーゼル発電機を使用した電源に対して多様性を持った駆動源により駆動できる設計とする。
蒸気発生器 2 次側による炉心冷却に使用する主蒸気逃がし弁は，ハンドルを設けて手動操作とすることによりディーゼル発電機を使用した電源に対して多様性を持った駆動源により駆動できる設計とする。
電動補助給水ポンプ，タービン動補助給水ポンプ，復水タンク及び主蒸気逃がし弁は，原子炉周辺建屋内のディーゼル発電機と異なる区画に設置し，蒸気発生器は，原子炉格納容器内に設置する。これにより，ディーゼル発電機並びに原子炉補助建屋内の余熱除去ポンプ及び余熱除去冷却器と位置的分散を図る設計とする。
電動補助給水ポンプ，復水タンク及び蒸気発生器を使用した蒸気発牛器 2 次側のフィードア
ンドブリードは，余熱除去ポンプ及び余熱除去冷却器を使用した余熱除去機能に対して最終ヒートシンクの異なる冷却手段を用いることで多様性を有する設計とする。
蒸気発生器 2 次側のフィードアンドブリードに使用する電動補助給水ポンプは，ディーゼル
発電機に対して多様性を持った大容量空冷式発電機から給電できる設計とする。
電動補助給水ポンプ及び復水タンクは，原子炉周辺建屋内のディーゼル発電機と異なる区画に設置し，蒸気発生器は，原子炉格納容器内に設置する。これにより，ディーゼル発電機並びに原子炉補助建屋内の余熱除去ポンプ及び余熱除去冷却器と位置的分散を図る設計とする。
常設電動注入ポンプを使用する代替炉心注入配管は，燃料取替用水タンクを水源とする場合
は燃料取替用水タンク出口配管の分岐点から安全注入配管との合流点まで，復水タンクを水源とする場合は復水タンクから安全注入配管との合流点までの系統について，高圧注入ポンプ及び余熱除去ポンプを使用する系統に対して独立した設計とする。
可搬型ディーゼル注入ポンプを使用する代替炉心注入配管は，中間受槽から安全注入配管との合流点までの系統について，高圧注入ポンプ及び余熱除去ポンプを使用する系統に対して独立した設計とする。
B 充てんポンプを使用する代替炉心注入配管は，B 充てんポンプから 1 次冷却設備までの系
統について，高圧注入ポンプ及び余熱除去ポンプを使用する系統に対して独立した設計とす

21

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考る。
。

これらの多様性及び系統の独立並びに位置的分散によって，高圧注入ポンプ及び余熱除去ポ
ンプを使用する設計基準事故対処設備に対して重大事故等対処設備としての独立性を持っ設計とする。
溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止おいて，代替炉心注入に用いる B 充てん
ポンプは，ディーゼル発電機に対して多様性を持った大容量空冷式発電機から給電できる設計とする。また，B 充てんポンプの自己冷却は，B 充てんポンプ出口配管から分岐した自己冷却ラインにより B 充てんポンプを冷却でき，海水ポンプ及び原子炉補機冷却水ポンプを使用する
補機冷却に対して異なる冷却手段を用いることで多様性を持つ設計とする。
B 充てんポンプは，原子炉補助建屋内の原子炉補機冷却水ポンプと異なる区画に設置し，燃料取替用水タンクは，燃料取替用水タンク建屋内に設置する，これにより，原子炉補機冷却水
ポンプ及び屋外の海水ポンプも含めて，位置的分散を図る設計とする。
溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止において，代替炉心注入に用いる常設電動注入ポンプは，ディーゼル発電機 i に対して多様性を持った大容量空冷式発電機から給電できる設計とする。
電源設備の多様性，位置的分散については「10.2 代替電源設備」にて記載する。
5.6.2.2 悪影響防止

5.9.2.2 悪影響防止

基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

充てんポンプによる炉心注入に使用する充てんポンプ，燃料取替用水タンク及び再生熱交換

低圧代替注水系（常設）による原子炉注水に使用する常設低圧代替注水系ポンプ及び代替淡水器は，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用

貯槽は，通常待機時は隔離弁により他の系統と隔離し，重大事故等時に弁操作等により重大事故することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

等対処設備としての系統構成とすることで他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

B 格納容器スプレイポンプによる代替炉心注入に使用する B 格納容器スプレイポンプ，燃料

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水に使用する可搬型代替注水大型ポンプ及び代替淡取替用水タンク及び B 格納容器スプレイ冷却器は，弁操作等によって，設計基準対象施設とし水貯槽は，通常待機時は接続先の系統と分離された状態で保管すること及び重大事故等時に接て使用する系統構成から重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影

続，弁操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで他の設備に悪影響を及ぼ

響を及ぼさない設計とする。

さない設計とする。

常設電動注入ポンプによる代替炉心注入に使用する常設電動注入ポンプ，燃料取替用水タン
ク及び復水タンクは，弁操作等によって，設計基準対象施設として使用する系統構成から重大

可搬型代替注水大型ポンプは，設置場所において輪止め又は車両転倒防止装置により固定する
ことで他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水に使用する残留熱除去系ポンプ，残留熱除去系

また，放射性物質を含む系統と含まない系統を区分するため，通常時に燃料取替用水タンクと熱交換器，残留熱除去系海水ポンプ及びサプレッション・プールは，設計基準事故対処設備とし復水タンクをディスタンスピースで分離する設計とする。

て使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで他の設備に悪影響

可搬型ディーゼル注入ポンプによる代替炉心注入に使用する可搬型ディーゼル注入ポンプを及ぼさない設計とする。

及び中間受槽は，通常時に接続先の系統と分離された状態であること及び重大事故等時は重大

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱に使用する残留熱除去系ポンプ，残留事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

熱除去系熱交換器及び残留熱除去系海水ポンプは，設計基準事故対処設備として使用する場合とまた，可搬型ディーゼル注入ポンプ及び中間受槽は，設置場所において固縛等によって固定す

同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計ることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

とする。

22

設備の相違（技術的能力と整合）赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

B 格納容器スプレイポンプによる代替再循環に使用する B 格納容器スプレイポンプ，格納容

低圧炉心スプレイ系による原子炉注水に使用する低圧炉心スプレイ系ポンプ，残留熱除去系海器再循環サンプ，格納容器再循環サンプスクリーン及び B 格納容器スプレイ冷却器は，弁操作

水ポンプ及びサプレッション・プールは，設計基準事故対処設備として使用する場合と同じ系統

等によって，設計基準対象施設として使用する系統構成から重大事故等対処設備としての系統構成で重大事故等対処設備として使用することで他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
高圧注入ポンプによる高圧再循環に使用する高圧注入ポンプ，格納容器再循環サンプ及び格納容器再循環サンプスクリーンは，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却に使用する代替循環冷却系ポンプ及び緊急用海水ポンプは，通常待機時は隔離弁により他の系統と隔離し，重大事故等時に弁操作等により重大事
故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

大事故等対処設備として使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
高圧注入ポンプによる炉心注入に使用する高圧注入ポンプ及び燃料取替用水タンクは，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用すること
で，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
B 充てんポンプによる代替炉心注入に使用する B 充てんポンプ，燃料取替用水タンク及び再生熱交 i 換器は，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする uB 充てんポンプの自己冷却ラインについては，弁操作等によって，設計基準対象施設として使用する系統構成から重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
また，放射性物質を含む系統と含まない系統を区分するため，通常時に化学体積制御系統と原子炉補機冷却水系統をディスタンスピースで分離する設計とする。
B 高圧注入ポンプによる代替再循環に使用する B 高圧注入ポンプ，格納容器再循環サンプ及び格納容器再循環サンプスクリーンは，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成
で重大事故等対処設備として使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。B
高圧注入ポンプによる代替再循環に使用する移動式大容量ポンプ車は，通常時に接続先の系統と分離された状態であること及び重大事故等時は重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。B 高圧注入ポンプによる代替再循環に使用する A，B 海水ストレーナ及び A 原子炉補機冷却水冷却器は，弁操作等によって，設計基準対象施設として使用する系統構成から重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，移動式大容量ポンプ車より供給される海水を含む系統と含まない系統を区分するため，通常時に原子炉補機冷却水系統と原子炉補機冷却
海水系統をディスタンスヒース及び可搬型ホースで分離する設計とする。さらに，移動式大容量ポンプ車は，設置場所において車輪止めによって固定することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
格納容器スプレイに使用する格納容器スプレイポンプ，燃料取替用水タンク及び格納容器ス
プレイ冷却器は，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
代替格納容器スプレイに使用する常設電動注入ポンプ，燃料取替用水タンク及び復水タンク
は，弁操作等によって，設計基準対象施設として使用する系統構成から重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，放射性物質23

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考を含む系統と含まない系統を区分するため，通常時に燃料取替用水タンクと復水タンクをディ
スタンスピースで分離する設計とする。
余熱除去ポンプによる炉心注入に使用する余熱除去ポンプ，燃料取替用水タンク及び余熱除去冷却器は，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
余熱除去ポンプによる低圧再循環に使用する余熱除去ポンプ，余熱除去冷却器，格納容器再循環サンプ及び格納容器再循環サンプスクリーンは，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする，蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(注水)に使用する電動補助給水ポンプ，タービン
動補助給水ポンプ，復水タンク及び蒸気発生器は，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(蒸気放出)に使用する主蒸気逃がし弁は，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
蒸気発生器 2 次側のフィードアンドブリードに使用する電動補助給水ポンプ，復水タンク及び蒸気発生器は，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
5.6.2.3 容量等

5.9.2.3 容 量 等

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

炉心注入として使用する充てんポンプは，設計基準事故時の化学体積制御設備としてほう酸

低圧代替注水系（常設）による原子炉注水として使用する常設低圧代替注水系ポンプは，原子水を 1 次系に注水する設備と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合の注入流量が，事炉を冷却し，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に必要な原子炉注水量

象発生後に他の手段で冷却した後の炉心崩壊熱に見合った注入流量に対して十分であるため，に対してポンプ 2 個の運転により十分な流量を確保する設計とする。

設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水として使用する可搬型代替注水大型ポンプは，重炉心注入及び代替炉心注入として使用する燃料取替用水タンクは，設計基準事故時の非常用

大事故等時において注水に必要な容量を有するものを 1 個と水の移送設備に必要な容量を有す

炉心冷却設備の水源と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合のタンク容量が，炉心崩るものを 1 個と同時に使用するために 1 セット 2 個使用する。保有数は，2 セットで 4 個と，故壊熱により加熱された 1 次冷却系統を冷却するために必要なタンク容量に対して十分である障時及び保守点検による待機除外時の予備として 2 個の合計 6 個を保管する。予備については，ため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）と兼用する。

代替炉心注入として使用する B 格納容器スプレイポンプは，設計基準事故時の格納容器スプレイ機能と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合のポンプ流量が，炉心崩壊熱により加熱された 1 次冷却系統を冷却するために必要なポンプ流量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。

常設低圧代替注水系ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，他系統への注水と同時に使用する場合でも，各々の必要流量が確保可能な設計とする。
残留熱除去系（低圧注水系及び原子炉停止時冷却系）による原子炉注水及び原子炉除熱として使用する残留熱除去系ポンプ，残留熱除去系海水ポンプ及び残留熱除去系熱交換器は，設計基準

代替炉心注入として使用する常設電動注入ポンプは，蒸気発生器 2 次側による炉心冷却と併事故時の非常用炉心冷却機能及び残留熱除去機能を兼用しており，設計基準事故時に使用する場せることにより，炉心崩壊熱により加熱された 1 次冷却系統を冷却するために必要なポンプ流合のポンプ流量及び伝熱容量が，原子炉を冷却し，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損量に対して十分な容量を有する設計とする。

を防止するために必要な原子炉注水量及び伝熱容量に対して十分であるため，設計基準事故対処

24

設備の相違（技術的能力と整合）赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
代替炉心注入，蒸気発生器 2 次側による炉心冷却，蒸気発生器 2 次側のフィードアンドブリ

東海第二発電所設備と同仕様で設計する。

ード及び代替格納容器スプレイとして使用する復水タンクは，炉心への注水量，蒸気発生器へ

低圧炉心スプレイ系による原子炉注水として使用する低圧炉心スプレイ系ポンプは，設計基準の給水量及び原子炉格納容器への注水量に対し，淡水又は海水を補給するまでの間，水源を確

事故時の非常用炉心冷却機能を兼用しており，設計基準事故時に使用する場合のポンプ流量が，保できる十分なタンク容量を有する設計とする。

原子炉を冷却し，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に必要な原子炉注

可搬型ディーゼル注入ポンプは，重大事故等時において，蒸気発生器 2 次側による炉心冷却水量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。

と併せることにより，炉心注入として原子炉冷却に必要なポンプ流量を確保できる容量を有す

残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系による原子炉注水として使用するサプレるものを 3 号炉，4 号炉それぞれで 1 セット 1 台使用する。保有数は 3 号炉，4 号炉それぞれッション・プールは，設計基準事故時の非常用炉心冷却設備の水源と兼用しており，設計基準事で 2 セット 2 台，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアッア用として 2 台の合計 6

故時に使用する場合の容量が，原子炉を冷却し，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を台(3 号及び 4 号炉共用)を保管する。

防止するために必要な原子炉注水量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で中間受槽は，重大事故等時において，炉心への注水量に対し，淡水又は海水を補給すること設計する。

により水源を確保できる容量を有するものを 3 号炉，4 号炉それぞれで 1 セット 1 個使用す代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却として使用する代替循環冷却系ポンプは，残存溶融る。保有数は，3 号炉，4 号炉それぞれで 2 セット 2 個，保守点検は目視点検であり，保守点

炉心を冷却し，原子炉格納容器の破損を防止するために必要な原子炉注水量に対して十分なポン

検巾でも使用可能であるため，保守点検用は考慮せずに，故障時のバックアップ用として 1 個

プ流量を確保する設計とする。

の合計 5 個(3 号及び 4 号炉共用)を保管する。
中間受槽は，上記を含む複数の機能に必要な容量を合わせた容量とすることから「9.11 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備」に記載する。
代替再循環として使用する B 格納容器スプレイポンプ及び B 格納容器スプレイ冷却器は，設計基準事故時の格納容器スプレイ再循環機能と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合のポンプ流量及び伝熱容量が，炉心崩壊熱により加熱された 1 次冷却系統を冷却するために必要なポンプ流量及び伝熱容量に対してト分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
再循環又は代替再循環として使用する格納容器再循環サンプ及び格納容器再循環サンプス
クリーンは，設計基準事故時の水源として原子炉格納容器内に溜まった水を各ポンプへ供給す
る槽及びろ過装置としての機能と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合の容量が，再循環及び代替再循環時の水源として必要な容量に対して十分であるため，設計基準事故対処設
備と同仕様で設計する，
再循環による炉心注入として使用する高圧注入ポンプは，設計基準事故時の非常用炉心冷却設備として原子炉格納容器内に溜まった水を 1 次系に注水する設備と兼用しており，設計基準
事故時に使用する場合のポンプ流量が，炉心崩壊熱により加熱された 1 次冷却系統を冷却するために必要なポンプ流量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
炉心注入として使用する高圧注入ポンプは，設計基準事故時の高圧注入系としてほう酸水を1 次系に注入する機能と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合のポンプ流量が，炉心崩壊熱により加熱された 1 次冷却系統を冷却するために必要なポンプ流量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
代替炉心注入として使用する B 充てんポンプは，設計基準事故時の化学体積制御設備として

25

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

ほう酸水を 1 次系に注水する設備と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合の注入流量が，蒸気発生器 2 次側による炉心冷却と併せることにより，炉心崩壊熱に見合った注入流量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する，
代替再循環による炉心注入として使用する B 高圧注入ポンプは，設計基準事故時の非常用炉
心冷却設備として原子炉格納容器内に溜まった水を 1 次系に注水する設備と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合のポンプ流量が，炉心崩壊熱により加熱された 1 次冷却系統を冷却するために必要なポンプ流量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
移動式大容量ポンプ車は，重大事故等時において，代替補機冷却として使用し，3 号炉及び4 号炉で同時使用した場合に必要なポンプ流量を有するものを 1 セット 1 台使用する。保有数
は，3 号炉及び 4 号炉で 2 セット 2 台，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ
用として 1 台の合計 3 台(3 号及び 4 号炉共用)を保管する。
原子炉格納容器水張りにより残存溶融デブリを冷却するために使用する格納容器スプレイ
ポンプは，設計基準事故時の格納容器スプレイ機能と兼用しており，設計基準事故時に使用するポンプ流量が，炉心が溶融した場合の残存溶融デブリを冷却するために必要なポンプ流量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
格納容器スプレイ及び代替格納容器スプレイとして使用する燃料取替用水タンクは，炉心及び原子炉格納容器への注水量に対し，復水タンクを介して淡水又は海水を補給するまでの間，水源を確保できるト分なタンク容量を有する設計とする。
残存溶融デブリを冷却するために原子炉格納容器水張りとして使用する常設電動注入ポン
プは，炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合に原子炉容器の残存溶融デブリを冷却するために必要なポンプ流量に対して十分な容量を有する設計とする。
使用可能である場合に炉心注入として使用する余熱除去ポンプは，設計基準事故時に 1 次系にほう酸水を注入する設備と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合のポンプ流量が，炉心崩壊熱により加熱された 1 次冷却系統を冷却するために必要なポンプ流量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
使用可能である場合に低圧再循環として使用する余熱除去ポンプ及び余熱除去冷却器は，設計基準事故時の非常用炉心冷却設備として原子炉格納容器内に溜まった水を 1 次系に注水する設備と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合のポンプ流量及び伝熱容量が，炉心崩壊熱により加熱された 1 次冷却系統を冷却するために必要なポンプ流量及び伝熱容量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
蒸気発牛器 2 次側による炉心冷却(注水)並びに蒸気発牛器 2 次側による炉心冷却(蒸気放出)として使用する電動補助給水ポンプ，タービン動補助給水ポンプ，蒸気発生器及び主蒸気逃がし弁は，設計基準事故時の蒸気発生器 2 次側による冷却機能と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合のポンプ流量，伝熱容量及び弁放出流量が，炉心崩壊熱により加熱された 1 次
冷却系統を冷却するために必要なポンプ流量，伝熱容量及び弁放出流量に対して十分であるた26

備考

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

め，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
蒸気発生器 2 次側のフィードアンドブリードとして使用する電動補助給水ポンプ及び蒸気発生器は，設計基準事故時の蒸気発生器 2 次側による冷却機能と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合のポンプ流量及び伝熱容量が，炉心崩壊熱により加熱された 1 次冷却系統を冷却するために必要なポンプ流量及び伝熱容量に対して十分であるため，設計基準事故対処設
備と同仕様で設計する。
原子炉格納容器の破損を防止するための炉心注入として使用する高圧注入ポンプは，設計基準事故時の高圧注入系としてほう酸水を 1 次系に注水する機能と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合のポンプ流量が，炉心崩壊熱により加圧された原子炉格納容器の破損を防止するために必要なポンプ流量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
原子炉格納容器の破損を防止するための炉心注入として使用する余熱除去ポンプは，設計基準事故時の低圧注入系として 1 次系にほう酸水を注水する設備と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合のポンプ流量が，炉心崩壊熱により加圧された原子炉格納容器の破損を防止するために必要なポンプ流量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
原子炉格納容器の破損を防止するための炉心注入として使用する充てんポンプは，設計基準
事故時の化学体積制御設備としてほう酸水を 1 次系に注水する設備と兼用しており，設計基準
事故時に使用する場合のポンプ流量が，炉心崩壊熱により加圧された原子炉格納容器の破損を防止するために必要なポンプ流量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
原子炉格納容器の破損を防止するための代替炉心注入として使用する B 格納容器スプレイ
ポンプは，設計基準事故時の格納容器スプレイ機能と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合のポンプ流量が，炉心崩壊熱により加圧された原子炉格納容器の破損を防止するために必要なポンプ流量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
原子炉格納容器の破損を防止するために代替炉心注入として使用する常設電動注入ポンプ
は，炉心崩壊熱により加圧された原子炉格納容器の破損を防止するために必要なポンプ流量に対して十分な容量を有する設計とする。
原子炉格納容器の破損を防止するための代替炉心注入として使用する B 充てんポンプは，設計基準事故時の化学体積制御設備としてほう酸水を 1 次系に注水する設備と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合のポンプ流量が，炉心崩壊熱により加圧された原子炉格納容器の破損を防止するために必要なポンプ流量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
5.6.2.4 環境条件等
基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

5.9.2.4 環境条件等
基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

27

備考

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
充てんポンプ及び高圧注入ポンプは，原子炉補助建屋内に設置し，重大事故等時における環
境条件を考慮した設計とする。また，インターフェイスシステム LOCA 時及び蒸気発生器伝熱管破損時に破損側蒸気発生器の隔離に失敗する事故時に使用する設備であるため，これらの環

東海第二発電所
常設低圧代替注水系ポンプ及び代替淡水貯槽は，常設低圧代替注水系格納槽内に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプは，中央制御室から操作が可能な設計とする。

境影響を受けない区画に設置するか又はこれらの事象が発生した場合の環境条件の変化を考慮した設計とする。
充てんポンプ及び高圧注入ポンプの操作は中央制御室で可能な設計とする，燃料取替用水タ
ンクは，燃料取替用水タンク建屋内に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計

可搬型代替注水大型ポンプは，屋外に保管し，重大事故等時における屋外の環境条件を考慮した設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，設置場所で操作が可能な設計とする。

とする。また，インターフェイスシステム LOCA 時及び蒸気発生器伝熱管破損時に破損側蒸気発生器の隔離に失敗する事故時に使用する設備であるため，これらの環境影響を受けない区画に設置する設計とする。
再生熱交換器，格納容器再循環サンプ，格納容器再循環サンプスクリーン及び蒸気発生器は，原子炉格納容器内に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
格納容器再循環サンプ及び格納容器再循環サンプスクリーンは，淡水だけでなく海水も使用す

残留熱除去系ポンプ，低圧炉心スプレイ系ポンプ，残留熱除去系熱交換器及びサプレッション・
プールは，原子炉建屋原子炉棟内に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
残留熱除去系ポンプ及び低圧炉心スプレイ系ポンプは，中央制御室から操作が可能な設計とする。

ることから海水影響を考慮した設計とするとともに，再循環時における保温材等のデブリの影響を考慮し，閉塞しない設計とする。
格納容器スプレイポンプ及び格納容器スプレイ冷却器は，原子炉補助建屋内に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。また，B 格納容器スプレイポンプ及び B 格

残留熱除去系海水ポンプは，屋外に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
残留熱除去系海水ポンプは，中央制御室から操作が可能な設計とする。

納容器スプレイ冷却器については，蒸気発生器伝熱管破損時に破損側蒸気発生器の隔離に失敗する事故時に使用する設備であるため，その環境影響を受けない区画に設置する設計とする。
格納容器スプレイポンプの操作は中央制御室で可能な設計とする。
常設電動注入ポンプ，A 原子炉補機冷却水冷却器，余熱除去ポンプ及び余熱除去冷却器は，原子炉補助建屋内に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする，
常設電動注入ポンプの操作は中央制御室及び設置場所と異なる区画で可能な設計とする。余

常設低圧代替注水系ポンプ，可搬型代替注水大型ポンプ及び代替淡水貯槽は，淡水だけでなく海水も使用することから，海水の影響を考慮した設計とする。
残留熱除去系熱交換器及び残留熱除去系海水ポンプは，常時海水を通水するため耐腐食性材料を使用する設計とする。可搬型代替注水大型ポンプ及び残留熱除去系海水ポンプによる海水を送水する系統は，異物の流入防止を考慮した設計とする。

熱除去ポンプの操作は中央制御室で可能な設計とする。
復水タンク，電動補助給水ポンプ，タービン動補助給水ポンプ及び主蒸気逃がし弁は，原子炉周辺建屋内に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。また，インタ
ーフェイスシステム LOCA 時及び蒸気発生器伝熱管破損時に破損側蒸気発生器の隔離に失敗す

代替循環冷却系ポンプは，原子炉建屋原子炉棟内に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
代替循環冷却系ポンプは，中央制御室から操作が可能な設計とする。

る事故時に使用する設備であるため，これらの環境影響を受けない区画に設置するか又はこれらの事象が発生した場合の環境条件の変化を考慮した設計とする。
電動補助給水ポンプ及びタービン動補助給水ポンプの操作は中央制御室で可能な設計とする。主蒸気逃がし弁の操作は中央制御室で可能な設計及び設置場所での手動ハンドル操作により可能な設計とする。
可搬型ディーゼル注入ポンプ，中間受槽及び移動式大容量ポンプ車は，屋外に保管及び設置

緊急用海水ポンプは，緊急用海水ポンプピット内に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
緊急用海水ポンプは，常時海水を通水することから耐腐食性材料を使用する。また，緊急用海水ポンプにより海水を送水する系統は，異物の流入防止を考慮した設計とする。
緊急用海水ポンプは，中央制御室から操作が可能な設計とする。

し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。操作は設置場所で可能な設計とする。
充てんポンプ，燃料取替用水タンク，再生熱交換器，格納容器スプレイポンプ，格納容器ス28

備考
設備の相違（技術的能力と整合）赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

プレイ冷却器，常設電動注入ポンプ，復水タンク，可搬型ディーゼル注入ポンプ，中間受槽，
高圧注入ポンプ，余熱除去ポンプ，余熱除去冷却器，電動補助給水ポンプ，タービン動補助給水ポンプ及び蒸気発生器は，淡水だけでなく海水も使用することから，海水の影響を考慮した設計とする。
移動式大容量ポンプ車は，使用時に海水を通水するため，海水影響を考慮した設計とし，海から直接取水する際の異物の流入防止を考慮した設計とする。
A，B 海水ストレーナは，屋外に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
A，B 海水ストレーナ及び A 原子炉補機冷却水冷却器は，常時海水を通水するため耐腐食性材料を使用する設計とする。
5.6.2.5 操作性の確保

5.9.2.5 操作性の確保

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

充てんポンプ，燃料取替用水タンク及び再生熱交換器を使用した充てんポンプによる炉心注

常設低圧代替注水系ポンプ及び代替淡水貯槽を使用する低圧代替注水系（常設）による原子炉入を行う系統は，重大事故等が発生した場合でも，設計基準対象施設として使用する場合と同注水を行う系統は，重大事故等時において，通常待機時の系統から弁操作等にて速やかに系統構

じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。充てんポンプは，中央制御室の成可能な設計とする。常設低圧代替注水系ポンプは，中央制御室の制御盤のスイッチにより操作

制御盤の操作スイッチでの操作が可能な設計とする。

が可能な設計とする。

B 格納容器スプレイポンプ，燃料取替用水タンク及び B 格納容器スプレイ冷却器を使用した
B 格納容器スプレイポンプによる代替炉心注入を行う系統は，重大事故等が発生した場合でも，通常時の系統から弁操作等にて速やかに切替えできる設計とする。B 格納容器スプレイポンプ
は，中央制御室の制御盤の操作スイッチでの操作が可能な設計とする。
常設電動注入ポンプ，燃料取替用水タンク及び復水タンクを使用した常設電動注入ポンプに可搬型代替注水大型ポンプを使用する原子炉への注水を行う系統は，重大事故等時において，
通常待機時の系統から接続，弁操作等にて速やかに系統構成可能な設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，車両として屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて車両転倒防止装置又は車載の輪止めにより固定できる設計とする。

よる代替炉心注入を行う系統は，重大事故等が発生した場合でも，通常時の系統から弁操作等

可搬型代替注水大型ポンプと東側接続口，西側接続口，高所東側接続口及び高所西側接続口とにて速やかに切替えできる設計とする。切替えに伴うディスタンスピースの取替作業についての接続は，一般的に使用される工具を用いて接続可能なフランジ接続とする。ホースの接続につは，一般的に使用される工具を用いて確実に取替えが可能な設計とする。常設電動注入ポンプ

いては，接続方式及びホース口径の統一により確実に接続できる設計とする。

は，中央制御室の制御盤の操作スイッチでの操作及び現場の操作スイッチによる操作が可能な設計とする。

可搬型代替注水大型ポンプは，ポンプ付属のスイッチにより設置場所での操作が可能な設計とする。

可搬型ディーゼル注入ポンプ及び中間受槽を使用した可搬型ディーゼル注入ポンプによる残留熱除去系ポンプ，残留熱除去系熱交換器，残留熱除去系海水ポンプ及びサプレッション・

代替炉心注入を行う系統は，重大事故等が発生した場合でも，通常時の系統から弁操作等にてプールを使用する残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水を行う系統は，重大事故等時に速やかに切替えできる設計とする。

おいて，設計基準事故対処設備として使用する場合と同じ系統構成で使用する設計とする。

可搬型ディーゼル注入ポンプは，車両として移動可能な設計とするとともに，車輪止めを積載し，設置場所にて固定できる設計とする。

残留熱除去系ポンプ及び残留熱除去系海水ポンプは，中央制御室の制御盤のスイッチにより操作が可能な設計とする。

可搬型ディーゼル注入ポンプの接続口との接続はフランジ接続とし，一般的に使用される工具を用いて可搬型ホースを確実に接続できる設計とする。接続口は，3 号炉及び 4 号炉とも同

残留熱除去系ポンプ，残留熱除去系熱交換器及び残留熱除去系海水ポンプを使用する残留熱除一形状の設計とするとともに同一ポンプを接続する配管は同口径のフランジ接続とする，可搬去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱を行う系統は，重大事故等時において，設計基準型ディーゼル注入ポンプは，付属の操作スイッチにより現場での操作が可能な設計とする。

事故対処設備として使用する場合と同じ系統構成で使用する設計とする。

29

設備の相違（技術的能力と整合）。

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
中間受槽は，車両等により運搬ができる設計とするとともに，設置場所にて固縛により固定できる設計とする。中間受槽は，一般的に使用される工具を用いて確実に組み立てられる設計

東海第二発電所
残留熱除去系ポンプ及び残留熱除去系海水ポンプは，中央制御室の制御盤のスイッチにより操作が可能な設計とする。

とする。
B 格納容器スプレイポンプ，格納容器再循環サンプ，格納容器再循環サンプスクリーン及び低圧炉心スプレイ系ポンプ及びサプレッション・プールを使用する低圧炉心スプレイ系によるB 格納容器スプレイ冷却器を使用した B 格納容器スプレイポンプによる代替再循環を行う系統

原子炉注水を行う系統は，重大事故等時において，設計基準事故対処設備として使用する場合とは，重大事故等が発生した場合でも，通常時の系統から弁操作等にて速やかに切替えできる設

同じ系統構成で使用できる設計とする。

計とする。
高圧注入ポンプ，格納容器再循環サンプ及び格納容器再循環サンプスクリーンを使用した高低圧炉心スプレイ系ポンプは，中央制御室の制御盤のスイッチにより操作が可能な設計とする。

圧注入ポンプによる高圧再循環を行う系統は，重大事故等が発生した場合でも，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。高
圧注入ポンプは，中央制御室の制御盤の操作スイッチでの操作が可能な設計とする。
高圧注入ポンプ及び燃料取替用水タンクを使用した高圧注入ポンプによる炉心注入を行う
系統は，重大事故等が発生した場合でも，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構
成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。

代替循環冷却系ポンプ，緊急用海水ポンプ（又は残留熱除去系海水ポンプ）及びサプレッション・プールを使用する代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却を行う系統は，重大事故等時において，通常待機時の状態から弁操作等にて速やかに系統構成が可能な設計とする。
代替循環冷却系ポンプ及び緊急用海水ポンプは，中央制御室の制御盤のスイッチにより操作が可能な設計とする。

B 充てんポンプの自己冷却ライン，B 充てんポンプ，燃料取替用水タンク及び再生熱交換器を使用した B 充てんポンプによる代替炉心注入を行う系統は，重大事故等が発生した場合でも，通常時の系統から弁操作等にて速やかに切替えできる設計とする。切替えに伴うディスタ
ンスビースの取替作業については，一般的に使用される工具を用いて確実に取替えが可能な設計とする。
B 高圧注入ポンプ，移動式大容量ポンプ車，格納容器再循環サンプ，格納容器再循環サンプ
スクリーン，A，B 海水ストレーナ及び A 原子炉補機冷却水冷却器を使用した B 高圧注入ポン
プによる代替再循環を行う系統は，重大事故等が発生した場合でも，通常時の系統から弁操作等にて速やかに切替えできる設計とする。代替補機冷却への切替えに伴うディスタンスピースの取替作業については，一般的に使用される工具を用いて確実に取替えが可能な設計とする。
移動式大容量ポンプ車は，車両として移動可能な設計とするとともに，車輪止めを積載し，設置場所にて固定できる設計とする。
代替補機冷却に使用する移動式大容量ポンプ車と A，B 海水ストレーナブロー配管及び海水
母管戻り配管側フランジとの接続口についてはフランジ接続とし，嵌合構造により可搬型ホースを確実に接続できる設計とする。接続口は，3 号炉及び 4 号炉とも同一形状の設計とする。
A，B 海水ストレーナブロー配管及び海水母管戻り配管側フランジは，一般的に使用される工具を用いて確実に取替えが可能な設計とする。
B 高圧注入ポンプ冷却水戻り配管と B 原子炉補機冷却水冷却器海水出口配管との接続口についてはフランジ接続とし，一般的に使用される工具を用いて可搬型ホースを確実に接続できる設計とする。接続口は，3 号炉及び 4 号炉とも同一形状の設計とする。移動式大容量ポンプ車は，付属の操作スイッチにより現場での操作が可能な設計とする。
格納容器スプレイポンプ，燃料取替用水タンク及び格納容器スプレイ冷却器を使用した残存30

備考

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

溶融デブリを冷却するために格納容器スプレイを行う系統は，重大事故等が発生した場合でも，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用す
る設計とする。格納容器スプレイポンプは，中央制御室の制御盤の操作スイッチでの操作が可能な設計とする。
常設電動注入ポンプ，燃料取替用水タンク及び復水タンクを使用した残存溶融デブリを冷却するために代替格納容器スプレイを行う系統は，重大事故等が発生した場合でも，通常時の系
統から弁操作等にて速やかに切替えできる設計とする。
また，重大事故等時の代替炉心注入から代替格納容器スプレイへの切替えについても，弁操作等にて速やかに切替えできる設計とする。
余熱除去ポンプ，燃料取替用水タンク及び余熱除去冷却器を使用した余熱除去ポンプによる炉心注入を行う系統は，重大事故等が発生した場合でも，設計基準対象施設として使用する場
合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。余熱除去ポンプは，中央制御室の制御盤の操作スイッチでの操作が可能な設計とする，
余熱除去ポンプ，余熱除去冷却器，格納容器再循環サンプ及び格納容器再循環サンプスクリーンを使用した余熱除去ポンプによる低圧再循環を行う系統は，重大事故等が発生した場合でも，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用す
る設計とする。
電動補助給水ポンプ，タービン動補助給水ポンプ，復水タンク及び蒸気発牛器を使用した蒸気発牛器 2 次側による炉心冷却(注水)を行う系統は，重大事故等が発生した場合でも，設計基
準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。電動補助給水ポンプ及びタービン動補助給水ポンプは，中央制御室の制御盤の操作スイッチでの操作が可能な設計とする。
主蒸気逃がし弁を使用した蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(蒸気放出)を行う系統は，重大事故等が発生した場合でも，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。主蒸気逃がし弁は，中央制御室の制御盤の操作スイッ
チでの操作が可能な設計とする。また，現場操作も可能となるように手動ハンドルを設け，現場で人力により確実に操作できる設計とする。
電動補助給水ポンプ，復水タンク及び蒸気発生器を使用した蒸気発生器 2 次側のフィードア
ンドブリードを行う系統は，重大事故等が発生した場合でも，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。

5.6.3 主要設備及び仕様
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備の主要設備及び仕様を第 5.6.1 表及び第 5.6.2 表に示す。

5.9.3 主要設備及び仕様
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備の主要設備及び仕様を第 5.9−1 表及び第 5.9−2 表に示す。

31

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
5.6.4 試験検査

東海第二発電所

備考

5.9.4 試験検査

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

充てんポンプによる炉心注入に使用する充てんポンプ，燃料取替用水タンク及び再生熱交換

低圧代替注水系（常設）に使用する常設低圧代替注水系ポンプは，原子炉の運転中又は停止中 東二の記載方針として、検査実施

器は，他系統と独立した試験系統又は通常時の系統構成により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。

に他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプは，原子炉の停止中に分解が可能な設計とする。

充てんポンプは，分解が可能な設計とする。
燃料取替用水タンクは，ほう素濃度及び有効水量が確認できる設計とする。また，内部の確認が可能なように，マンホールを設ける設計とする。

代替淡水貯槽は，原子炉の停止中に内部の確認が可能なようにハッチ等を設ける設計とする。
代替淡水貯槽は，原子炉の運転中に有効水量の確認が可能な設計とする。

再牛熱交換器は，応力腐食割れ対策，伝熱管の摩耗対策により健全性が確保でき，開放が不要な設計であることから，外観の確認が可能な設計とする。
B 格納容器スプレイポンプによる代替炉心注入に使用する B 格納容器スプレイポンプ，燃料取替用水タンク及び B 格納容器スプレイ冷却器は，他系統と独立した試験系統により機能・性

サプレッション・プールは，原子炉の運転中に有効水量の確認が可能な設計とする。
サプレッション・プールは，原子炉の停止中に機能・検査として漏えい率試験及び外観の確認が可能な設計とする。

能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
B 格納容器スプレイポンプは，分解が可能な設計とする。B 格納容器スプレイ冷却器は，内低圧代替注水系（可搬型）に使用する可搬型代替注水大型ポンプは，原子炉の運転中又は停止部の確認が可能なように，フランジを設ける設計とする。また，伝熱管の非破壊検査が可能な

中に他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。

ように，試験装置を設置できる設計とする。
常設電動注入ポンプによる代替炉心注入に使用する常設電動注入ポンプ，燃料取替用水タン
ク及び復水タンクは，他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。また，試験系統に含まれない系統については，悪影響防止のため，放射性可搬型代替注水大型ポンプは，原子炉の運転中又は停止中にポンプの分解又は取替が可能な設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，原子炉の運転中又は停止中に車両として走行確認及び外観の確認が可能な設計とする。

物質を含む系統と，含まない系統とを個別に通水及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
常設電動注入ポンプは，分解が可能な設計とする。
復水タンクは，内部の確認が可能なように，マンホールを設ける設計とする。

残留熱除去系（低圧注水系及び原子炉停止時冷却系）に使用する残留熱除去系ポンプ及び残留熱除去系海水ポンプは，試験系統により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
残留熱除去系ポンプ及び残留熱除去系海水ポンプは，分解が可能な設計とする。

可搬型ディーゼル注入ポンプによる代替炉心注入に使用する
可搬型ディー一ゼル注入ポンプ及び中間受槽は，他系統と独立した試験系統により機能・性能
及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
可搬型ディーゼル注入ポンプは，ポンプの分解又は取替が可能な設計とする。また，車両と低圧炉心スプレイ系に使用する低圧炉心スプレイ系ポンプは，原子炉の運転中又は停止中に他
系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
低圧炉心スプレイ系ポンプは，原子炉の停止中に分解が可能な設計とする。

して運転状態の確認及び外観の確認が可能な設計とする。
中間受槽は，組立て及び水張りが可能な設計とする，
B 格納容器スプレイポンプによる代替再循環に使用する B 格納容器スプレイポンプ，格納容器再循環サンプ，格納容器再循環サンプスクリーン及び B 格納容器スプレイ冷却器は，格納容

代替循環冷却系に使用する代替循環冷却系ポンプは，原子炉の停止中に他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
代替循環冷却系ポンプは，原子炉の停止中に分解が可能な設計とする。

器再循環サンプ及び格納容器再循環サンプスクリーンを含まない循環ラインを用いて他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
格納容器再循環サンプ及び格納容器再循環サンプスクリーンは，外観の確認が可能な設計とする。

緊急用海水系に使用する緊急用海水ポンプは，原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
緊急用海水ポンプは，原子炉の運転中又は停止中に分解が可能な設計とする。

高圧注入ポンプによる高圧再循環に使用する高圧注入ポンプ，格納容器再循環サンプ及び格32

時期を記載する赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

納容器再循環サンプスクリーンは，格納容器再循環サンプ及び格納容器再循環サンプスクリー
ンを含まない循環ラインを用いて他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有
無の確認が可能な設計とする。
高圧注入ポンプは，分解が可能な設計とする,
高圧注入ポンプによる炉心注入に使用する高圧注入ポンプ及び燃料取替用水タンクは，他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
B 充てんポンプによる代替炉心注入に使用する B 充てんポンプ，燃料取替用水タンク及び再生熱交換器は，他系統と独立した試験系統又は通常時の系統構成により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
B 高圧注入ポンプによる代替再循環に使用する B 高圧注入ポンプ，移動式大容量ポンプ車，格納容器再循環サンプ，格納容器再循環サンプスクリーン，A，B 海水ストレーナ及び A 原子炉
補機冷却水冷却器は，格納容器再循環サンプ及び格納容器再循環サンプスクリーンを含まない
循環ラインを用いて他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。また，試験系統に含まない系統については，悪影響防止のため，海水を含む
原子炉補機冷却海水系統と，海水を含まない原子炉補機冷却水系統とを個別に通水及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
移動式大容量ポンプ車は，ポンプの分解又は取替が可能な設計とする。また，車両として運転状態の確認及び外観の確認が可能な設計とする。
A，B 海水ストレーナは，差圧の確認が可能な設計とする。
また，内部の確認が可能なように，ボンネットを取り外すことができる設計とする。
A 原子炉補機冷却水冷却器は，内部の確認が可能なように，マンホールを設ける設計とする。
また，伝熱管の非破壊検査が可能なように，試験装置を設置できる設計とする。
格納容器スプレイに使用する格納容器スプレイポンプ，燃料取替用水タンク及び格納容器ス
プレイ冷却器は，他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
代替格納容器スプレイに使用する常設電動注入ポンプ，燃料取替用水タンク及び復水タンク
は，他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
また，試験系統に含まれない系統については，悪影響防止のため，放射性物質を含む系統と，含まない系統とを個別に通水及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
余熱除去ポンプによる炉心注入に使用する余熱除去ポンプ，燃料取替用水タンク及び余熱除去冷却器は，他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
余熱除去ポンプは，分解が可能な設計とする。
余熱除去冷却器は，内部の確認が可能なように，マンホールを設ける設計とする。また，伝熱管の非破壊検査が可能なように，試験装置を設置できる設計とする。
余熱除去ポンプによる低圧再循環に使用する余熱除去ポンプ，余熱除去冷却器，格納容器再33

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

循環サンプ及び格納容器再循環サンプスクリーンは，格納容器再循環サンプ及び格納容器再循
環サンプスクリーンを含まない循環ラインを用いて他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(注水)に使用する電動補助給水ポンプ，タービン動補助給水ポンプ，復水タンク及び蒸気発生器は，他系統と独立した試験系統又は通常時の系統構成に
より機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
電動補助給水ポンプ及びタービン動補助給水ポンプは，分解が可能な設計とする。
蒸気発生器は，内部の確認が可能なように，マンホールを設ける設計とする。また，伝熱管の非破壊検査が可能なように，試験装置を設置できる設計とする。
蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(蒸気放出)に使用する主蒸気逃がし弁は，他系統と独立した試験系統又は通常時の系統構成により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
主蒸気逃がし弁は，分解が可能な設計とする。
蒸気発生器 2 次側のフィードアンドブリードに使用する電動補助給水ポンプ，復水タンク及び蒸気発生器は，他系統と独立した試験系統又は通常時の系統構成により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。

34

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

第 5.6.1 表 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備(常設)

5.9−1 表 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備（常設）

の設備仕様

の設備仕様

(1) 充てんポンプ(1) 常設低圧代替注水系ポンプ兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・化学体積制御設備

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

型

式

うず巻式

台

数

3(代替炉心注入時は B 号機のみ使用)

型

式

うず巻形

容

量

約 45m3/h(1 台当たり)

個

数

2

最高使用圧力20.OMPa[gage]容量約 200m３／h／個

最高使用温度

95℃

全程

約 200m

揚約 1,770m

最高使用圧力3.14MPa［gage］

運 転 温 度

約 54℃

最高使用温度66℃

接液部材料

ステンレス鋼材

炭素鋼

程

・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備

揚料(2) 燃料取替用水タンク
兼用する設備は以下のとおり,(2) 残留熱除去系ポンプ

・高圧注入系

兼用する設備は以下のとおり。

・低圧注入系・残留熱除去系

・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

・原了炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原了炉を冷却するための設備

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備

型

式

たて形電動うず巻式

・原子炉格納容器スプレイ設備

個

数

3

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

容量

約 1,690m3／h／個・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

全

程

約 85m

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

最高使用圧力3.50MPa[gage]・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

最高使用温度182℃

・火災防護設備

本 体 材 料

鋳鋼

型

式

たて置円筒型

基

数

1

容

量

揚

(3) 低圧炉心スプレイ系ポンプ
3

約 2,100m

兼用する設備は以下のとおり。

最高使用圧力大気圧・非常用炉心冷却系

最高使用温度

95℃

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

35

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

ほう素濃度3,100ppm 以上

型

式

たて形うず巻式材

ステンレス鋼個数

1

設 置 高 さEL.0.0m

容量

約 1,440m３／h

距

約 70m(3 号炉心より)

全程

約 205m料離(3) 再生熱交換器

揚最高使用圧力4.14MPa[gage]

最高使用温度100℃兼用する設備は以下のとおり,
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備(4) 残留熱除去系海水ポンプ

・化学体積制御設備

兼用する設備は以下のとおり。

・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備・残留熱除去系型

式

横置 3 胴 U 字管式

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

基

数

1

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

約 3.14MW

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

伝 熱 容 量
最高使用圧力型

式

たて形うず巻式

管側20.0MPa[gage]

個

数

4

胴

側

17.16MPa[gage]容量

約 886m３／h ／個

程

約 184m

最高使用温度

全

揚

管

側

343℃

最高使用圧力3.45MPa[gage]

胴

側

343℃

最高使用温度

38℃

材

料

管

側

ステンレス鋼

胴側ステンレス鋼(5) 残留熱除去系海水ストレーナ
兼用する設備は以下のとおり。
・残留熱除去系(4) 格納容器スプレイポンプ

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備兼用する設備は以下のとおり,

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

・原子炉格納容器スプレイ設備

型

式

円筒縦形

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

個

数

2

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

最高使用圧力3.45MPa[gage]・原了炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

最高使用温度38℃

・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

本 体 材 料ステンレス鋼・火災防護設備
型

式

うず巻式

台

数

2(代替炉心注入及び代替再循環時は B 号機のみ使用)

兼用する設備は以下のとおり。

容量

約 1,200m３/h(1 台当たり)

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

2.7MPa[gage]

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

最高使用圧力(6) 代替循環冷却系ポンプ36

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

最高使用温度150℃

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

揚約 175m・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

程

本 体 材 料ステンレス鋼(5) 格納容器スプレイ冷却器

型

式

ず巻形

個

数

1

容

量

約 250m３／h

程約 120m

兼用する設備は以下のとおり,

全・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

最高使用圧力3.45MPa[gage]

・原子炉格納容器スプレイ設備

最高使用温度77℃

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

材

炭素鋼

揚

料

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原了炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備(7) 緊急用海水ポンプ・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備兼用する設備は以下のとおり。

・火災防護設備

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

型

式

横置 U 宇二管式

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

基

数

2(代替炉心注入及び代替再循環時は B 号機のみ使用)

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

約 23.6MW(1 基当たり)・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

伝 熱 容 量
最高使用圧力・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備

管側

2.7MPa[gage]

型

式

ターボ形

胴

側

1.4MPa[gage]個

数

1（予備 1）

容量

約 844m３／h

程約 130m

最高使用温度
管

側

150℃

全

胴

側

95℃

最高使用圧力2.45MPa[gage]

最高使用温度38℃

材

ステンレス鋼材

料

管側

ステンレス鋼

胴

側

炭素鋼
(8)

(6) 常設電動注入ポンプ

揚料

緊急用海水ストレーナ
兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり,

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備

型

式

うず巻式

型

式

バスケット形ダブルストレーナ

台

数

1

個

数

1

容

量

約 150m3/h

最高使用圧力2.45MPa[gage]揚程

約 150m

最高使用温度

38℃

37

備考

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
本 体 材 料ステンレス鋼(7) 復水タンク

東海第二発電所
本 体 材 料ステンレス鋼(9) 代替淡水貯槽兼用する設備は以下のとおり,

兼用する設備は以下のとおり。

・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

・2 次系補給水設備

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備

・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

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

個

数

1

・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

容量

約 5,000m３

型

式

たて置円筒型

最高使用圧力

静水頭

基

数

1

最高使用温度66℃

容量

約 1,200m3

種

ライニング槽本 体 材 料

炭素鋼

設 置 高 さEL.+11.3m

距

約 40m(3 号炉心より)

離類(10) サプレッション・プール
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉格納施設
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備(8) 格納容器再循環サンプ

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備兼用する設備は以下のとおり,
・高圧注入系

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

・低圧注入系

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

・原子炉格納容器スプレイ設備

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

・原了炉格納容器内の冷却等のための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

個

数

1

量

約 3,400m３

型

式

プール形

容

材

料

鉄筋コンクリート

最高使用圧力

0.62MPa〔gage〕

基

数

2

最高使用温度

200℃

材

炭素鋼

料

(9) 格納容器再循環サンプスクリーン
兼用する設備は以下のとおり,
・高圧注入系(11) 残留熱除去系熱交換器兼用する設備は以下のとおり。

38

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

・低圧注入系・残留熱除去系

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・原子炉格納容器スプレイ設備

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

・原了炉格納容器内の冷却等のための設備

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

型

式

ディスク型

型

式

縦型Ｕチューブ式

容量

約 2,540m3/h(1 基当たり)

基

数

2

最高使用温度144℃

伝 熱 容 量材

料

ステンレス鋼

最高使用圧力基

数2(10)高圧注入ポンプ

約 19.4×103kW (1 基当たり) (原子炉停止時冷却モード)

管側3.45 MPa[gage]

胴側3.45 MPa[gage]

最高使用温度

兼用する設備は以下のとおり。

管

側

249℃

・高圧注入系

胴側

249℃

・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

材

料

・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

管

側

白銅管

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

胴

側

炭素鋼

・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
型

式

うず巻式

台

数

2(代替再循環時は B 号機のみ使用)

容量

約 320m3/h(1 台当たり)

最高使用圧力16.7MPa[gage]

最高使用温度150℃

揚約 960m程

接液部材料

ステンレス鋼(11)海水ストレーナ
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉補機冷却海水設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原了炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・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・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
型式

たて置円筒型

39

備考

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
基

数

最高使用圧力東海第二発電所

2(代替補機冷却時は A，B 号機のみ使用)
0.7MPa[gage]
約 1.25MPa[gage](重大事故等時における使用時の値)

最高使用温度50℃

本 体 材 料

炭素鋼

(12)原子炉補機冷却水冷却器兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉補機冷却水設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原了炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・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・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
型

式

横置直管式

基

数

1

伝 熱 容 量(代替補機冷却時は A 号機のみ使用)

約 19.2MW

最高使用温度
管

側

50℃

胴

側

95℃
約 175℃(重大事故等時における使用時の値)

最高使用圧力管側0.7MPa[gage]
約 1.25MPa[gage](重大事故等時における使用時の値)

胴

側

材

1.4MPa[gage]料

管側

アルミブラス

胴側炭素鋼(13)余熱除去ポンプ兼用する設備は以下のとおり。
・余熱除去設備・低圧注入系40

備考

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
型

式

うず巻式

台

数

2

容

量

約 680m3/h(1 台当たり)(余熱除去運転時)
約 1,020m3/h(1 台当たり)(安
全注入時及び再循環時)

最高使用圧力4.5MPa[gage]

最高使用温度200℃

揚約 107m(余熱除去運転時)

程約 91m(安全注入時及び再循環時)
本 体 材 料ステンレス鋼(14)余熱除去冷却器兼用する設備は以下のとおり。
・余熱除去設備・低圧注入系
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
型式 横置 U 宇管式
基数

伝 熱 容 量2
約 10.8MW(1 基当たり)最高使用圧力管側4.5MPa[gage]

胴側1.4MPa[gage]

最高使用温度
管側

200℃

胴側

95CC

材

料
管側

ステンレス鋼

胴側

炭素鋼(15)電動補助給水ポンプ
兼用する設備は以下のとおり。

41

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・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低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・給水設備
・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
型

式

うず巻式

台

数

2

容

量

約 140m i3/h(1 台当たり)

揚程

約 950m機

約 650kW(1 台当たり)

電動

本 体 材 料合金鋼(16)タービン動補助給水ポンプ
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・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低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・給水設備
・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
型式 うず巻式(蒸気加減弁付)
台

数

1

容

量

約 250m i3/h

揚程

約 950m

本 体 材 料

合金鋼(17)蒸気発生器兼用する設備は以下のとおり。
・1 次冷却設備(通常運転時等)
・1 次冷却設備(重大事故等時)
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
・原了炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原了炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備

42

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
型

式

たて置 U 字管式熱交換器型

基

数

4

胴側最高使用圧力

東海第二発電所

8.17MPa [gage]
約 8.8MPa[gage](重大事故等時における使用時の値)

管側最高使用圧力17.16MPa [gage]
約 19.6MPa[gage](重大事故等時における使用時の値)

1 次冷却材流量

約 15,000t/h(1 基当たり)

主蒸気運転圧力(定格出力時) 約 6.03MPa [gage]
主蒸気運転温度(定格出力時) 約 277℃
蒸気発生量(定格出力時)

約 1,690t/h(1 基当たり)

出口蒸気湿分

0.25wt%以下

伝熱面積

約 4,870m2(1 基当たり)

伝

熱

管

本

数

3,382(1 基当たり)

外径

約 22,2mm

厚さ

約 1.3mm

上部

約 4.5m下部

約 3.4m

全

高

約 21m

胴部外径

材

料
本

体

低合金鋼及び低合金鍛鋼

伝 熱 管

ニッケル・クロム・鉄合金

管板肉盛り

ニッケル・クロム・鉄合金

水室肉盛り

ステンレス鋼(18)主蒸気逃がし弁
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・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低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・主蒸気系統設備
・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
型

式

空気作動式

個

数

4

43

備考

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
口

径

6B

容

量

約 177t/h(1 個当たり)最高使用圧力東海第二発電所

8.17MPa[gage]
約 8.8MPa[gage](重大事故等時における使用時の値)

最高使用温度

298℃
約 349℃(重大事故等時における使用時の値)

本 体 材 料

炭素鋼

44

備考

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

第 5.6.2 表 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備(可搬型)

5.9−2 表 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備（可搬型）の設備仕様の設備仕様(1) 可搬型ディーゼル注入ポンプ(3 号及び 4 号炉共用)(1) 可搬型代替注水大型ポンプ兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

・発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

型
台

式
数

うず巻式

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

デイフユーザ式

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

2*1

・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

*1

4
容

量

・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備

約 150m3/h(1 台当たり)
3

揚程・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

約 150m /h(1 台当たり)

型

式

うず巻形

約 470m個

数4（予備 2※１）

約 300m容量

約 1,320m３／h／個*1 保有台数を示す，組み合わせて必要台数は 4 台(予備 2

全程

約 140m台)とする。
(2) 中間受槽(3 号及び 4 号炉共用)

揚最高使用圧力1.4MPa[gage]

最高使用温度

60℃※１「可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）」と兼用

兼用する設備は以下のとおり。
・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
型

式

組立式水槽

個

数

4 (予備 1)

容量

約 50m3(1 個当たり)最高使用圧力大気圧

最高使用温度40℃(3) 移動式大容量ポンプ車(3 号及び 4 号炉共用)兼用する設備は以下のとおり。
・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

45

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原了炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・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
・発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
型

式

うず巻式

台

数

4*2

容

量

約 1,320m3/h(1 台当たり)

揚程

約 140m*2 保有台数を示す。必要台数は 2 台(予備 1 台)とする。

第5.9.1表 原子炉補機冷却水設備の設備仕様(1) 原子炉補機冷却水冷却器
型

式

横置直管式

基

数

2

伝 熱 容 量

約 19.2MW(1 基当たり)最高使用圧力管側0.7MPa [gage]

胴側1.4MPa [gage]

最高使用温度
管

側

50℃

胴

側

95℃

材

料
管

側

アルミブラス

胴側

炭素鋼(2) 原子炉補機冷却水ポンプ
型

式

うず巻式

台

数

4

容

量

約 1,700m3/h(1 台当たり)

揚

程

約 55m

本 体 材 料

炭素鋼

(3) 原子炉補機冷却水サージタンク
型

式

横置円筒型

基

数

1

容

量

約 8m3

46

備考

玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉
通常水容量約4m3

最高使用圧力

0.34MPa [gage]

最高使用温度

95℃

本 体 材 料炭素鋼

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応
東海第二発電所

第 5.9-1 図 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備系統概要
図（1）（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水）

47

備考

玄海原子力発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

第 5.9-2 図 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備系統概要
図（2）（低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水 原子炉建屋西側接続口使用時）

48

備考

玄海原子力発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

第 5.9-3 図 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備系統概要
図（3）（残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水）

49

備考

玄海原子力発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

第 5.9-4 図 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備系統概要
図（4）（残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱）

50

備考

玄海原子力発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

第 5.9−5 図 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備系統概要
図（5）（低圧炉心スプレイ系による原子炉注水）

51

備考

玄海原子力発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

第 5.9−6 図 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備系統概要
図（6）（代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却）52

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所53

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

54

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所55

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

56

備考

東海第二−玄海３／４補足資料比較表

玄海３／４号
47条
47-1 ＳＡ設備基準適合性 一覧表なし
47-2 配置図
47-3 試験・検査説明資料
47-4 系統図
47-5 容量設定根拠
なし
なし
なし
なし
なし
47-6 ＳＡバウンダリ系統図（参考図）
47-7 非常用炉心冷却設備のポンプの有効吸込水頭に関する説明書

東二

東二
資料
の有
無

採用
要否

47-1 ＳＡ設備基準適合性 一覧表
47-2 単線結線図
47-3 配置図
47-4 系統図
47-5 試験及び検査
47-6 容量設定根拠
47-7 接続図
47-8 保管場所図47-9 アクセスルート図
47-10 その他設備
47-11 その他
−
−

有
−
有
有
有
有
−
−
−
−
−
無
無

−
−
−
−
−
−
−
−
−
−
−
要
否

47-8 海水注入後に再循環運転を仮定した際の格納容器再循環サンプスクリーンの影響評価について−

無否

47-9 格納容器再循環サンプスクリーンの今後の検討課題について
47-10 常設電動注入ポンプの概要
47-11 余熱除去冷却器及び格納容器スプレイ冷却器の冷却性能について
47-12 常設設備への接続口の設置について

−
−
−
−

無
無
無
無

否
否
否
否

要否理由・記載方針

−
−
−
−
−
−
−
−
−
−
−
作成済
第45-7で説明済。
東海第二では海水は淡水枯渇時のみ期待する。
有効性評価においても淡水のみで有効性が確認できている。
同上
PWR特有の設備。
PWR特有の設備。
東海第二では本文にて説明。

3.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備【48 条】

基準適合への対応状況

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４８条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

5.10 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

5.11 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

5.10.1 概要

5.11.1

備考

概 要

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ずるものに限る。
） を防止

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ずるものに限る。
）を防止すするため、最終ヒートシンクへ熱を輸送するために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。

るため，最終ヒートシンクへ熱を輸送するために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の概略系統図を第 5.10.1 図から第 5.10.3 図に示す。

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の系統概要図を第 5.11−1 図から第 5.11−3 図に示す。

記載表現の相違（東二は「系統概要図）に統一）

5.10.2 設計方針

5.11.2

設計方針

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備のうち、最終的な熱の逃がし場へ熱を輸送するための設最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備のうち，最終的な熱の逃がし場へ熱を輸送するための設備として以下の重大事故防止設備（ 蒸気発生器２ 次側による炉心冷却（ 注水） 及び蒸気発生器２ 次備として重大事故等対処設備（残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱，残留熱除去系

設備の相違（技術的能力と整側による炉心冷却（ 蒸気放出）） 及び重大事故等対処設備（ 移動式大容量ポンプ車を用いたＡ 、Ｂ 格

（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール水の除熱，残留熱除去系（格納容器合）

納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却及び代替補機冷却） を設ける。

スプレイ冷却系）による原子炉格納容器内の除熱，残留熱除去系海水系による除熱，格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱，耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱，遠隔人力操作機構による現場操作）を設ける。

(1)

設備の相違（技術的能力と整設計基準事故対処設備を用いる設備

合）ａ．残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱
設計基準事故対処設備である残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）が健全であれば重大事故等対処設備として使用する。
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）については，「3.4

を SA として使用する。
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」に示す。
ｂ．残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール水の除熱
設計基準事故対処設備である残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）が健全であれば重大事故等対処設備として使用する。
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）については，「3.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備」に示す。
ｃ．残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による原子炉格納容器内の除熱設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が健全であれば重大事故等対処設備として使用する。
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）については，「3.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備」に示す。
ｄ．残留熱除去系海水系による除熱
残留熱除去系海水系は，通常の原子炉停止時及び原子炉隔離時の崩壊熱及び残留熱の除去，原子炉
冷却材喪失時の炉心冷却を目的とし設置される残留熱除去系の残留熱除去系熱交換器に海水を送水するための設備である。

1

先行 BWR も DBA の残留熱除去系

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４８条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

海を水源とした残留熱除去系海水系は，残留熱除去系海水ポンプにて非常用取水設備である貯留堰
及び取水路を通じて海水を取水し，残留熱除去系海水ポンプ出口に設置される残留熱除去系海水スト
レーナにより異物を除去後，冷却水として残留熱除去系熱交換器に供給することで，サプレッション・
プールを水源とした残留熱除去系（原子炉停止時冷却系，格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）で発生した熱を回収し，最終的な熱の逃がし場である海への熱の輸送ができる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・残留熱除去系海水ポンプ（5.4

残留熱除去系）・残留熱除去系海水ストレーナ（5.4

残留熱除去系）・残留熱除去系熱交換器（5.4 残留熱除去系）
・残留熱除去系ポンプ（5.4 残留熱除去系）
・サプレッション・プール（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
サプレッション・プール，残留熱除去系ポンプは，「5.11.2 (1) ａ.残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱」，「5.11.2 (1) b. 残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール水の除熱」, 「5.11.2 (1) c. 残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による原子炉格納容器内の除熱」と同じである。
その他，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備の非常用ディーゼル発電機，非常用取水設備である貯留堰及び取水路を重大事故等対処設備として使用する。
（1） フロントライン系故障時に用いる設備(2) フロントライン系故障時に用いる設備

a. 蒸気発生器２ 次側による炉心冷却（注水）ａ．格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

設備の相違（技術的能力と整海水ポンプ、原子炉補機冷却水ポンプ又は原子炉補機冷却水冷却器の故障等により最終ヒートシンク

残留熱除去系の故障等により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，炉心の著へ熱を輸送する機能が喪失した場合を想定した重大事故防止設備（蒸気発生器２次側による炉心冷却（注しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するための重大事故防止設備（格納容器圧力逃がし装置

先行 BWR も SA 設備として格納容水））として、給水設備のタービン動補助給水ポンプ及び電動補助給水ポンプ並びに２次系補給水設備のによる原子炉格納容器内の減圧及び除熱）として格納容器圧力逃がし装置を使用する。

器圧力逃がし装置を設置する。

復水タンク並びに１次冷却設備の蒸気発生器を使用する。

格納容器圧力逃がし装置は，フィルタ装置（フィルタ容器，スクラビング水，金属フィルタ，よ

復水タンクを水源としたタービン動補助給水ポンプ及び電動補助給水ポンプは、蒸気発生器へ給水し、う素除去部），第一弁（Ｓ／Ｃ側），第一弁（Ｄ／Ｗ側），第二弁，第二弁バイパス弁及び圧力開放板

主蒸気逃がし弁を開操作することで、２次冷却系からの除熱により、最終的な熱の逃がし場への熱の輸で構成し，格納容器内雰囲気ガスを不活性ガス系及び耐圧強化ベント系を介して，フィルタ装置へ送ができる設計とする。電動補助給水ポンプは、代替電源設備である大容量空冷式発電機から給電でき導き，放射性物質を低減させた後に原子炉建屋原子炉棟屋上に設ける排気口を通して放出することる設計とする。

で，排気中に含まれる放射性物質の環境への放出量を抑制しつつ，原子炉格納容器内に蓄積した熱

具体的な設備は、以下のとおりとする。

を最終的な熱の逃がし場である大気へ輸送できる設計とする。

・タービン動補助給水ポンプ
・電動補助給水ポンプ
・復水タンク・蒸気発生器合）東二はよう素フィルタはフィル
タ装置に含まれる。

格納容器圧力逃がし装置を使用した場合に放出される放射性物質の放出量に対して，あらかじめ敷地境界での線量評価を行うこととする。
格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱については，
「9.7

原子炉格納

容器の過圧破損を防止するための設備」に示す。

・大容量空冷式発電機（10.2 代替電源設備）
b . 蒸気発生器２次側による炉心冷却（蒸気放出）
海水ポンプ、原子炉補機冷却水ポンプ又は原子炉補機冷却水冷却器の故障等により最終ヒートシンク

ｂ．耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱
残留熱除去系の故障等により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，炉心の著

2

設備の相違（技術的能力と整合）赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４８条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

へ熱を輸送する機能が喪失した場合を想定した重大事故防止設備（蒸気発生器２次側による炉心冷却（蒸しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するための重大事故防止設備（耐圧強化ベント系による先行 BWR も SA 設備として耐圧強気放出）） として、主蒸気系統設備の主蒸気逃がし弁を使用する。

原子炉格納容器内の減圧及び除熱）として耐圧強化ベント系を使用する。

化ベント系を設置する。

耐圧強化ベント系は，第一弁（Ｓ／Ｃ側），第一弁（Ｄ／Ｗ側），耐圧強化ベント系一次隔離弁，

東二は非常用ガス処理系排気筒

耐圧強化ベント系二次隔離弁等で構成し，格納容器内雰囲気ガスを不活性ガス系及び原子炉建屋ガから排気する。
（先行 BWR は主排

具体的な設備は、以下のとおりとする。

ス処理系を介して，排気筒に隣接する非常用ガス処理系排気筒を通して放出することで，原子炉格

気筒から排出）・主蒸気逃がし弁

納容器内に蓄積した熱を最終的な熱の逃がし場である大気へ輸送できる設計する。

主蒸気逃がし弁は、現場での人力による操作ができることで、２次冷却系からの除熱により、最終的な熱の逃がし場への熱の輸送ができる設計とする。

c. 移動式大容量ポンプ車を用いたＡ 、Ｂ格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却海水ポンプ又は原子炉補機冷却水ポンプの故障等により最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失

最終ヒートシンクへ熱を輸送する設備として使用する耐圧強化ベント系は，炉心損傷前に使用するため，排気中に含まれる放射性物質及び可燃性ガスは微量である。

した場合における１次冷却材喪失事象時を想定した重大事故等対処設備（移動式大容量ポンプ車を用い耐圧強化ベント系は，重大事故等時において，原子炉格納容器が負圧とならない設計とする。仮たＡ、Ｂ格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却） として、格納容器換気空調設備のうに，原子炉格納容器内にスプレイする場合においても，原子炉格納容器内圧力が既定の圧力まで減ち格納容器再循環装置のＡ、Ｂ格納容器再循環ユニット並びに移動式大容量ポンプ車、燃料油貯蔵タン

圧した場合には，原子炉格納容器へのスプレイを停止する運用とする。

ク、タンクローリ及び可搬型温度計測装置（格納容器再循環ユニット入口温度／出口温度（SA）用）を使用する。

耐圧強化ベント系の排出経路に設置する隔離弁（第一弁（Ｓ／Ｃ側），第一弁（Ｄ／Ｗ側），耐圧
強化ベント系一次隔離弁及び耐圧強化ベント系二次隔離弁）は電動弁とし，常設代替交流電源設備

海を水源とする移動式大容量ポンプ車は、Ａ、Ｂ海水ストレーナブロー配管に可搬型ホースを接続、である常設代替高圧電源装置又は可搬型代替交流電源設備である可搬型代替低圧電源車から給電又は海水母管戻り配管を取り外して可搬型ホースを接続し、原子炉補機冷却水系統を介して、Ａ、Ｂ格できる設計とするとともに，第一弁（Ｓ／Ｃ側），第一弁（Ｄ／Ｗ側）については，駆動部に遠隔人

納容器再循環ユニットへ海水を直接供給することで格納容器内自然対流冷却ができる設計とする。また、力操作機構を設け，原子炉建屋原子炉棟外から手動操作できる設計とする。

可搬型温度計測装置（ 格納容器再循環ユニット入口温度／ 出口温度（SA）用）は、Ａ、Ｂ格納容器再循環ユニット冷却水入口及び出口配管に取り付けられた検出器に接続し、冷却水温度を監視することにより、Ａ、Ｂ格納容器再循環ユニットを使用した格納容器内自然対流冷却の状態を確認できる設計とする。
移動式大容量ポンプ車の燃料は、燃料油貯蔵タンクよりタンクローリを用いて補給できる設計とする。
具体的な設備は、以下のとおりとする。
・Ａ、Ｂ格納容器再循環ユニット

耐圧強化ベント系は，原子炉格納容器のサプレッション・チェンバ側及びドライウェル側のいずれからも排気できる設計とする。
サプレッション・チェンバ側からの排気ではサプレッション・チェンバの水面からの高さを確保

東二のドライウェル床面は先行

し，ドライウェルからの排気ではドライウェル床面からの高さを確保するとともに燃料有効長頂部

BWR のダイヤフラムフロア面とよりも高い位置に接続箇所を設けることで，水没の悪影響を受けない設計とする。

同じ位置を示す。

耐圧強化ベント系を使用した場合に放出される放射性物質の放出量に対して，あらかじめ敷地境
界での線量評価を行うこととする。

・移動式大容量ポンプ車（３ 号及び４号炉共用）

具体的な設備は，以下のとおりとする。

東二は隔離弁を主要設備として・燃料油貯蔵タンク（重大事故等時のみ３号及び４号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・第一弁（Ｓ／Ｃ側）

整理している。
（先行 BWR は電源・タンクローリ（３号及び４号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・第一弁（Ｄ／Ｗ側）

のみ主要設備としている）

・可搬型温度計測装置（格納容器再循環ユニット入口温度／出口温度（SA）用）（３号及び４号炉共・耐圧強化ベント系一次隔離弁用）（6.4 計装設備（重大事故等対処設備））

・耐圧強化ベント系二次隔離弁

原子炉補機冷却海水設備を構成するＡ、Ｂ海水ストレーナ及び原子炉補機冷却水設備を構成するＡ原・常設代替高圧電源装置（10.2 代替電源設備）

子炉補機冷却水冷却器は、設計基準事故対処設備の一部を流路として使用することから、流路に係る機・可搬型代替低圧電源車（10.2 代替電源設備）

能について重大事故等対処設備としての設計を行う。その他、設計基準事故対処設備である原子炉格納その他，設計基準事故対処設備である原子炉格納施設の原子炉格納容器を重大事故等対処設備と施設の原子炉格納容器並びに非常用取水設備の取水口、取水管路及び取水ピットを重大事故等対処設備

して使用する。

として使用する。
d. 代替補機冷却

ｃ．遠隔人力操作機構による現場操作

海水ポンプ又は原子炉補機冷却水ポンプの故障等により最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱の第一弁（Ｓ／Ｃ側），第一弁

した場合を想定した重大事故等対処設備（代替補機冷却） として、移動式大容量ポンプ車、燃料油貯蔵（Ｄ／Ｗ側），第二弁及び第二弁バイパス弁の駆動源が喪失した場合においても，隔離弁に遠隔人力

3設備の相違（技術的能力と整合）
先行 BWR は，遠隔人力操作機構

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４８条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

タンク及びタンクローリを使用する。
海を水源とする移動式大容量ポンプ車は、Ａ、Ｂ海水ストレーナブロー配管に可搬型ホースを接続、又は海水母管戻り配管を取り外して可搬型ホースを接続することで、原子炉補機冷却水系統を介して、操作機構を設け人力により確実に操作可能とすることで，原子炉格納容器内に蓄積した熱を最終的に関する記載なし（東二は格納な熱の逃がし場である大気へ輸送できる設計する。

容器圧力逃がし装置の遠隔人力

遠隔人力操作機構による現場操作については，「9.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するため

Ｂ高圧注入ポンプの補機冷却水系統へ海水を直接供給できる設計とする。

備考

操作を期待している）の設備」に示す。

移動式大容量ポンプ車の燃料は、燃料油貯蔵タンクよりタンクローリを用いて補給できる設計とする。
具体的な設備は、以下のとおりとする。
・移動式大容量ポンプ車（３号及び４号炉共用）
・燃料油貯蔵タンク（重大事故等時のみ３号及び４号炉共用）（10.2 代替電源設備）
・タンクローリ（３号及び４号炉共用）（10.2 代替電源設備）
原子炉補機冷却海水設備を構成するＡ、Ｂ海水ストレーナ及び原子炉補機冷却水設備を構成するＡ原
子炉補機冷却水冷却器は、設計基準事故対処設備の一部を流路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。その他、設計基準事故対処設備である非常用取水設備の取水口、取水管路及び取水ピットを重大事故等対処設備として使用する。

（2） サポート系故障時に用いる設備
a. 蒸気発生器２次側による炉心冷却（注水）全交流動力電源が喪失した場合を想定した重大事故防止設備（蒸気発生器２次側による炉心冷却（注(3)

設備の相違（技術的能力と整サポート系故障時に用いる設備

合）ａ．緊急用海水系による除熱
設計基準事故対処設備である残留熱除去系海水系の機能喪失又は全交流動力電源の喪失により

東二は，常設 SA の緊急用海水ポ水）） は、「5.10.2（1）a. 蒸気発生器２次側による炉心冷却（注水）」と同じである。

最終ヒートシンクへ熱を輸送できない場合を想定した重大事故防止設備（緊急用海水系による除ンプを新たに設置する。

b. 蒸気発生器２次側による炉心冷却（蒸気放出）熱）として，緊急用海水系の緊急用海水ポンプ及び残留熱除去系（原子炉停止時冷却系，格納容器（先行 BWR は、可搬型の熱交換

スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）の残留熱除去系熱交換器を使用する。

器及びポンプを使用している）

全交流動力電源が喪失した場合を想定した重大事故防止設備（蒸気発生器２次側による炉心冷却（蒸
気放出）
） は、
「5.10.2（1）b. 蒸気発生器２次側による炉心冷却（蒸気放出）」と同じである。

海を水源とした緊急用海水系は，緊急用海水ポンプにて非常用取水設備であるＳＡ用海水ピッ

c. 移動式大容量ポンプ車を用いたＡ、Ｂ格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却ト，海水引込み管及びＳＡ用海水ピット取水塔を通じて海水を取水し，緊急用海水ポンプ出口に設

全交流動力電源が喪失した場合における１次冷却材喪失事象時を想定した重大事故等対処設備（移動置される緊急用海水ストレーナにより異物を除去後，冷却水として残留熱除去系熱交換器に海水を式大容量ポンプ車を用いたＡ、Ｂ格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却） は、「5.

供給することで，サプレッション・プールを水源とした残留熱除去系（原子炉停止時冷却系，格納

10 .2（1）c. 移動式大容量ポンプ車を用いたＡ、Ｂ格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流

容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）で発生した熱を回収し，最終的な熱の逃冷却」と同じである。

がし場である海への熱の輸送ができる設計とする。

d. 代替補機冷却
全交流動力電源が喪失した場合を想定した重大事故等対処設備（代替補機冷却） は、「5.10.2（1）d.
代替補機冷却」と同じである。

緊急用海水ポンプは，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置から給電できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・緊急用海水ポンプ
・緊急用海水ストレーナ・残留熱除去系熱交換器（5.4

残留熱除去系）・残留熱除去系ポンプ（5.4 残留熱除去系）
・サプレッション・プール（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
・常設代替高圧電源装置（10.2 代替電源設備）
サプレッション・プール，残留熱除去系ポンプは，「5.11.2 (1) ａ.残留熱除去系（原子炉停止時

4

設備側資料においては，残留熱除去系ポンプの名称として（）で系
統名は付記しない（工認要目表記
載事項との整合を優先）。

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４８条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考冷却系）による原子炉除熱」，「5.11.2 (1) b. 残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール水の除熱」, 「5.11.2 (1) c. 残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による原子炉格納容器内の除熱」と同じである。
その他，非常用取水設備であるＳＡ用海水ピット，海水引込み管及びＳＡ用海水ピット取水塔を 緊急用海水ポンプは左記のとおり専用の海水取水路を有する。
重大事故等対処設備として使用する。

「5.11.2 (1)d. 残留熱除去系海水系による除熱」に使用する残留熱除去系熱交換器及び残留熱除去系海水ポンプは，設計基準事故対処設備であるとともに，重大事故等時においても使用するため，「1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針」に示す設計方針を適用する。ただし，多様性及び位置的分散を考慮すべき対象の設計基準事故対処設備はないことから，「1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針」のうち多様性及び位置的分散の設計方針は適用しない。
大容量空冷式発電機、燃料油貯蔵タンク及びタンクローリについては、「10.2 代替電源設備」にて記載する。可搬型温度計測装置（格納容器再循環ユニット入口温度／出口温度（SA）用） については、「6.4
計装設備（ 重大事故等対処設備）」にて記載する。原子炉格納施設の原子炉格納容器については、「9.1

原子炉格納容器については，「9.1

原子炉格納施設 9.1.2

重大事故等時」に示す。

非常用ディーゼル発電機，常設代替高圧電源装置及び可搬型代替低圧電源車については，「10.2 代替電源設備」に示す。

原子炉格納施設 9.1.2 重大事故等時」にて記載する。非常用取水設備の取水口、取水管路及び取水ピットについては、「10.8 非常用取水設備 10.8.2 重大事故等時」にて記載する。

5.10.2.1 多様性、位置的分散

5.11.2.1 多様性及び独立性，位置的分散

基本方針については、「1.1.7.1 多様性、位置的分散、悪影響防止等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

蒸気発生器２ 次側による炉心冷却に使用するタービン動補助給水ポンプ、電動補助給水ポンプ、復水

耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱は，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系，タンク、蒸気発生器及び主蒸気逃がし弁は、最終ヒートシンクへの熱の輸送で使用する海水ポンプ、原格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）及び残留熱除去系海水系と共通要因によ

子炉補機冷却水ポンプ及び原子炉補機冷却水冷却器に対して、多様性を持つ設計とする。

って同時に機能を損なわないよう，ポンプ及び熱交換器を使用せずに最終的な熱の逃がし場である大気タービン動補助給水ポンプは、蒸気駆動とすることにより、海水ポンプ、原子炉補機冷却水ポンプ及びディーゼル発電機に対して多様性を持った駆動源により駆動できる設計とする。

びサプレッション・プール冷却系）及び残留熱除去系海水系に対して多様性を有する設計とする。
耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱に使用する第一弁（Ｓ／Ｃ側），第一弁（Ｄる設計とすることにより、海水ポンプ、原子炉補機冷却水ポンプ及びディーゼル発電機に対して多様性／Ｗ側），耐圧強化ベント系一次隔離弁及び耐圧強化ベント系二次隔離弁は，常設代替高圧電源装置又はを持った駆動源により駆動できる設計とする。

可搬型代替低圧電源車からの独立した電源供給ラインからの給電により中央制御室から遠隔操作を可能

ンプ及びディーゼル発電機に対して多様性を持った駆動源により駆動できる設計とする。
タービン動補助給水ポンプ、電動補助給水ポンプ、復水タンク及び主蒸気逃がし弁は、原子炉周辺建合）へ熱を輸送できる設計とすることで，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系，格納容器スプレイ冷却系及

電動補助給水ポンプは、ディーゼル発電機に対して多様性を持った大容量空冷式発電機から給電でき

主蒸気逃がし弁は、ハンドルを設けて人力操作とすることにより、海水ポンプ、原子炉補機冷却水ポ設備の相違（技術的能力と整とすることで，非常用ディーゼル発電機から給電する残留熱除去系（原子炉停止時冷却系，格納容器ス
プレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）及び残留熱除去系海水系に対して多様性を有する設計とする。また，第一弁（Ｓ／Ｃ側）及び第一弁（Ｄ／Ｗ側）は，遠隔人力操作機構により原子炉建屋

屋内のディーゼル発電機と異なる区画に設置し、蒸気発生器は、原子炉格納容器内に設置する。これに原子炉棟外にて人力により確実に操作が可能な設計とすること，及び耐圧強化ベント系一次隔離弁及び 耐圧強化ベント系一次隔離弁及び耐より、ディーゼル発電機並びに屋外の海水ポンプ並びに原子炉補助建屋内の原子炉補機冷却水ポンプ及耐圧強化ベント系二次隔離弁は，駆動部にハンドルを設け設置場所にて人力により確実に操作が可能な 境から，遠隔人力操作機構までは要し

び原子炉補機冷却水冷却器と位置的分散を図る設計とする。

設計とすることで，電動駆動に対して多様性を有する設計とする。

圧強化ベント系二次隔離弁は，操作環

蒸気発生器２次側による炉心冷却に使用する重大事故防止設備の多様性及び系統の独立並びに位置的分散によって、海水ポンプ、原子炉補機冷却水ポンプ、原子炉補機冷却水冷却器及びディーゼル発電機を使用した設計基準事故対処設備に対して重大事故等対処設備としての独立性を持つ設計とする。

緊急用海水系による除熱に使用する緊急用海水ポンプは，常設代替高圧電源装置からの独立した電源供給ラインから給電することにより非常用ディーゼル発電機から給電する残留熱除去系海水ポンプに対5ない。

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４８条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
移動式大容量ポンプ車を用いたＡ、Ｂ格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却及び代替補機冷却に使用する移動式大容量ポンプ車は、駆動源を空冷式のディーゼル駆動とすることで、最終ヒートシンクへの熱の輸送に使用する電動の海水ポンプ及び原子炉補機冷却水ポンプに対して、多様性

東海第二発電所

備考

して多様性を有する設計とする。
緊急用海水ポンプは，原子炉建屋に隣接する緊急用海水ポンプピット内に設置することにより屋外の海水ポンプ室に設置する残留熱除去系海水ポンプに対して位置的分散を図る設計とする。

を持つ設計とする。また、海水ポンプ及び原子炉補機冷却水ポンプの電源であるディーゼル発電機に対して、多様性を持つ設計とする。
Ａ、Ｂ格納容器再循環ユニットは、原子炉格納容器内に設置することで、屋外の海水ポンプ、原子炉
補助建屋内の原子炉補機冷却水ポンプ及び原子炉周辺建屋内のディーゼル発電機と位置的分散を図る設計とする。
移動式大容量ポンプ車は、３号炉の屋外の海水ポンプ、原子炉補助建屋内の原子炉補機冷却水ポンプ
及び原子炉周辺建屋内のディーゼル発電機並びに４号炉の屋外の海水ポンプ及び原子炉周辺建屋内の原
子炉補機冷却水ポンプ及びディーゼル発電機と離れた位置に分散して保管することで、位置的分散を図る設計とする。
移動式大容量ポンプ車の接続口は、屋外に２箇所設置する設計とする。
クラゲ等の海生生物からの影響に対し移動式大容量ポンプ車は、複数の取水箇所を選定できる設計とする。
電源設備の多様性、位置的分散については「10.2 代替電源設備」にて記載する。

5.10.2.2 悪影響防止

電源設備の多様性，位置的分散については，「10.2 代替電源設備」に示す。

5.11.2.2 悪影響防止

基本方針については、「1.1.7.1 多様性、位置的分散、悪影響防止等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

設備の相違（技術的能力と整蒸気発生器２ 次側による炉心冷却（注水）に使用するタービン動補助給水ポンプ、電動補助給水ポン

耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱に使用する耐圧強化ベント系は，通常待機

合）プ、復水タンク及び蒸気発生器は、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等時は隔離弁により他の系統と隔離し，重大事故等時に弁操作により重大事故等対処設備としての系統構対処設備として使用することで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

成とすることで他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

蒸気発生器２次側による炉心冷却（蒸気放出）に使用する主蒸気逃がし弁は、設計基準対象施設とし

緊急用海水系による除熱に使用する緊急用海水ポンプ，緊急用海水ストレーナ及び残留熱除去系熱交て使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで、他の設備に悪影響を及ぼ

換器は，通常待機時は隔離弁により他の系統と隔離し，重大事故等時に弁操作等により重大事故等対処さない設計とする。

設備としての系統構成とすることで他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

移動式大容量ポンプ車を用いたＡ、Ｂ格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却に使用

残留熱除去系海水系による除熱に使用する残留熱除去系海水ポンプ，残留熱除去系海水ストレーナ及するＡ、Ｂ格納容器再循環ユニット、Ａ、Ｂ海水ストレーナ及びＡ 原子炉補機冷却水冷却器は、弁操作

び残留熱除去系熱交換器は，設計基準事故対処設備として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対等によって、設計基準対象施設として使用する系統構成から重大事故等対処設備としての系統構成とす

処設備として使用することで他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

ることで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。移動式大容量ポンプ車を用いたＡ、Ｂ格納容器
再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却に使用する移動式大容量ポンプ車は、通常時に接続先の系統と分離された状態であること及び重大事故等時は重大事故等対処設備としての系統構成とすること
で、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また、移動式大容量ポンプ車より供給される海水を含
む系統と含まない系統を区分するため、通常時に原子炉補機冷却水系統と原子炉補機冷却海水系統をディスタンスピースで分離する設計とする。さらに、移動式大容量ポンプ車は、設置場所において車輪止めによって固定することで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
代替補機冷却に使用する移動式大容量ポンプ車は、通常時に接続先の系統と分離された状態であるこ6

残留熱除去系熱交換器は，残留熱除去
系（低圧注水系）としての待機状態。

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４８条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考と及び重大事故等時は重大事故等対処設備としての系統構成とすることで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。代替補機冷却に使用するＡ、Ｂ海水ストレーナ及びＡ原子炉補機冷却水冷却器は、弁操作等によって、設計基準対象施設として使用する系統構成から重大事故等対処設備としての系統構成とすることで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また、移動式大容量ポンプ車より供給される海水を含む系統と含まない系統を区分するため、通常時に原子炉補機冷却水系統と原子炉補機冷却海水系統をディスタンスピースで分離する設計とする。

5.10.2.3 容量等

5.11.2.3 容量等

基本方針については、「1.1.7.2 容量等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

蒸気発生器２次側による炉心冷却（注水）及び蒸気発生器２次側による炉心冷却（蒸気放出）として耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱に使用する耐圧強化ベント系は，原子炉停

使用するタービン動補助給水ポンプ、電動補助給水ポンプ、蒸気発生器及び主蒸気逃がし弁は、設計基止後約 28 時間後において原子炉格納容器内で発生する蒸気を排気し，その熱量分を除熱できる十分な

準事故時の蒸気発生器２次側による冷却機能と兼用しており、設計基準事故時に使用する場合のポンプ

排出流量を有する設計とする。

流量、伝熱容量及び弁放出流量が、炉心崩壊熱により加熱された１次冷却系統を冷却するために必要な緊急用海水系による除熱に使用する緊急用海水ポンプは，残留熱除去系海水ポンプが有する最終ヒー

ポンプ流量、伝熱容量及び弁放出流量に対して十分であるため、設計基準事故対処設備と同仕様で設計

トシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合であって，残留熱除去系ポンプが起動可能な状況において，する。

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に必要な海水を供給するポンプ流量を有す

蒸気発生器２次側による炉心冷却（注水） として使用する復水タンクは、蒸気発生器への給水量に対し、淡水又は海水を補給するまでの間、水源を確保できる十分なタンク容量を有する設計とする。

緊急用海水系による除熱に使用する残留熱除去系ポンプ及び残留熱除去系熱交換器は，設計基準事故時の残留熱除去系海水系の機能と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合のポンプ流量及び伝熱よる原子炉格納容器内の温度及び圧力の上昇に対して、格納容器再循環ユニットに海水を通水させるこ

容量が，原子炉格納容器内の温度及び圧力を低下させることができるポンプ流量及び伝熱容量に対してとで、格納容器再循環ユニットでの圧力損失を考慮しても原子炉格納容器内の温度及び圧力を低下させ十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。

移動式大容量ポンプ車は、重大事故等時において格納容器内自然対流冷却及び代替補機冷却として同合）る設計とする。

格納容器内自然対流冷却として使用するＡ、Ｂ格納容器再循環ユニットは、重大事故等時に崩壊熱にることができる伝熱容量を有する設計とする。

設備の相違（技術的能力と整緊急用海水ポンプは，必要な流量を確保できる容量を有するものを 1 個設置するほか，故障時及び保守点検による待機除外時の予備として 1 個を加え，合計 2 個を設置する設計とする。

時に使用し、３号炉及び４号炉で同時使用した場合に必要なポンプ流量を有するものを１セット１台使

残留熱除去系海水系による除熱に使用する残留熱除去系海水ポンプ及び残留熱除去系熱交換器は，設用する。保有数は３号炉及び４号炉で２セット２台、故障時及び保守点検による待機除外時のバックア計基準事故時の残留熱除去系海水系の機能と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合のポンプ流ップ用として１台の合計３台（３号及び４号炉共用）を保管する。

量及び伝熱容量が原子炉格納容器内の温度及び圧力を低下させることができるポンプ流量及び伝熱容量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。

5.10.2.4 環境条件等
基本方針については、「1.1.7.3 環境条件等」に示す。
タービン動補助給水ポンプ、電動補助給水ポンプ、復水タンク及び主蒸気逃がし弁は、原子炉周辺建
屋内に設置し、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
タービン動補助給水ポンプ及び電動補助給水ポンプの操作は中央制御室で可能な設計とする。主蒸気
逃がし弁の操作は設置場所で手動ハンドル操作により可能な設計とする。
蒸気発生器及びＡ、Ｂ格納容器再循環ユニットは、原子炉格納容器内に設置し、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
タービン動補助給水ポンプ、電動補助給水ポンプ、復水タンク、蒸気発生器及びＡ、Ｂ格納容器再循

5.11.2.4 環境条件等
基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。
耐圧強化ベント系の第一弁（Ｓ／Ｃ側），第一弁（Ｄ／Ｗ側），耐圧強化ベント系一次隔離弁及び耐圧強化ベント系二次隔離弁は，原子炉建屋原子炉棟内に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
第一弁（Ｓ／Ｃ側），第一弁（Ｄ／Ｗ側），耐圧強化ベント系一次隔離弁及び耐圧強化ベント系二次隔
離弁は，中央制御室から操作が可能な設計とする。また，第一弁（Ｓ／Ｃ側）及び第一弁（Ｄ／Ｗ側）
は，遠隔人力操作機構により原子炉建屋原子炉棟外にて人力により確実に操作が可能な設計とする。耐圧強化ベント系一次隔離弁及び耐圧強化ベント系二次隔離弁については，駆動部にハンドルを設置する

7

設備の相違（技術的能力と整合）赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４８条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
環ユニットは、淡水だけでなく海水も使用することから、海水影響を考慮した設計とする。
移動式大容量ポンプ車は、屋外に保管及び設置し、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。操作は設置場所で可能な設計とする。また、使用時に海水を通水するため、海水影響を考慮した

東海第二発電所

備考

ことにより設置場所にて人力により確実に操作が可能な設計とする。
緊急用海水ポンプ及び緊急用海水ストレーナは，緊急用海水ポンプピット内に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
緊急用海水ポンプ，緊急用海水ストレーナ及び残留熱除去系熱交換器は，使用時に海水を通水するたプラント運転中は、残留熱除去

Ａ、Ｂ海水ストレーナは、屋外に設置し、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

め耐腐食性材料を使用する。また，緊急用海水ポンプによる海水を送水する系統は，異物の流入防止を

系は待機状態であるため、通水Ａ原子炉補機冷却水冷却器は、原子炉補助建屋内に設置し、重大事故等時における環境条件を考慮し考慮した設計とする。

しない。

設計とし、海から直接取水する際の異物の流入防止を考慮した設計とする。

た設計とする。
Ａ 、Ｂ 海水ストレーナ及びＡ 原子炉補機冷却水冷却器は、常時海水を通水するため耐腐食性材料を使用する設計とする。

緊急用海水ポンプは，中央制御室から操作が可能な設計とする。
残留熱除去系海水ポンプ及び残留熱除去系海水ストレーナは，屋外に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
残留熱除去系海水ポンプ，残留熱除去系海水ストレーナ及び残留熱除去系熱交換器は，使用時に海水を通水するため耐腐食性材料を使用する。また，残留熱除去系海水ポンプによる海水を送水する系統は，異物の流入防止を考慮した設計とする。
残留熱除去系海水ポンプは，中央制御室から操作が可能な設計とする。
残留熱除去系熱交換器は，原子炉建屋原子炉棟内に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

5.10.2.5 操作性の確保

5.11.2.5 操作性の確保

基本方針については、「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

タービン動補助給水ポンプ、電動補助給水ポンプ、復水タンク及び蒸気発生器を使用した蒸気発生器

耐圧強化ベント系を使用する原子炉格納容器内の減圧及び除熱において操作が必要な隔離弁（第一弁

設備の相違（技術的能力と整２次側による炉心冷却（注水） を行う系統は、重大事故等が発生した場合でも、設計基準対象施設とし（Ｓ／Ｃ側），第一弁（Ｄ／Ｗ側），耐圧強化ベント系一次隔離弁及び耐圧強化ベント系二次隔離弁）は， 合）て使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。タービン動補助給水

中央制御室の制御盤のスイッチにより操作が可能なほか，第一弁（Ｓ／Ｃ側）及び第一弁（Ｄ／Ｗ側）

ポンプ及び電動補助給水ポンプは、中央制御室の制御盤の操作スイッチでの操作が可能な設計とする。

は，遠隔人力操作機構を設置することにより操作場所は，原子炉建屋原子炉棟外とし，必要に応じて遮主蒸気逃がし弁を使用した蒸気発生器２次側による炉心冷却（蒸気放出）を行う系統は、重大事故等

蔽材を設置することで，容易かつ確実に人力により操作が可能な設計とする。耐圧強化ベント系一次隔が発生した場合でも、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備とし離弁及び耐圧強化ベント系二次隔離弁については，必要に応じて遮蔽材を設置することで，設置場所にて使用する設計とする。また、主蒸気逃がし弁は、現場操作が可能となるように手動ハンドルを設け、て容易かつ確実に人力により操作が可能な設計とする。

現場で人力により確実に操作できる設計とする。
Ａ、Ｂ格納容器再循環ユニット、移動式大容量ポンプ車、Ａ、Ｂ海水ストレーナ及びＡ原子炉補機冷却水冷却器を使用した、移動式大容量ポンプ車を用いたＡ、Ｂ格納容器再循環ユニットによる格納容器

緊急用海水ポンプ，緊急用海水ストレーナ及び残留熱除去系熱交換器を使用する緊急用海水系による除熱を行う系統は，重大事故等時において，通常待機時の系統から弁操作等にて速やかに系統構成が可

本来の目的で使用するため切替能な設計とする。

えではなく系統構成とする。

内自然対流冷却を行う系統は、重大事故等が発生した場合でも、通常時の系統から弁操作等にて速やか

緊急用海水ポンプは，中央制御室の制御盤のスイッチにより操作が可能な設計とする。

に切替えできる設計とする。切替えに伴うディスタンスピースの取替作業については、一般的に使用さ残留熱除去系海水ポンプ，残留熱除去系海水ストレーナ及び残留熱除去系熱交換器を使用する残留熱れる工具を用いて確実に取替えが可能な設計とする。
移動式大容量ポンプ車は、車両として移動可能な設計とするとともに、車輪止めを積載し、設置場所

除去系海水系による除熱を行う系統は，重大事故等時において，設計基準事故対処設備として使用する
場合と同じ系統構成で使用する設計とする。

にて固定できる設計とする。
移動式大容量ポンプ車とＡ、Ｂ海水ストレーナブロー配管及び海水母管戻り配管側フランジとの接続口についてはフランジ接続とし、嵌合構造により可搬型ホースを確実に接続できる設計とする。接続口
は、３号炉及び４号炉とも同一形状の設計とする。Ａ、Ｂ海水ストレーナブロー配管及び海水母管戻り8

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４８条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

配管側フランジは、一般的に使用される工具を用いて確実に取替えが可能な設計とする。移動式大容量ポンプ車は、付属の操作スイッチにより現場での操作が可能な設計とする。
移動式大容量ポンプ車、Ａ、Ｂ海水ストレーナ及びＡ原子炉補機冷却水冷却器を使用した代替補機冷却を行う系統は、重大事故等が発生した場合でも、通常時の系統から弁操作等にて速やかに切替えできる設計とする。
Ｂ高圧注入ポンプ冷却水戻り配管とＢ原子炉補機冷却水冷却器海水出口配管との接続口についてはフランジ接続とし、一般的に使用される工具を用いて可搬型ホースを確実に接続できる設計とする。接続口は、３号炉及び４号炉とも同一形状の設計とする。

5.10.3 主要設備及び仕様
最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の主要設備及び仕様を第 5.10.1 表及び第 5.10.2 表に示

5.11.3

主要設備及び仕様

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の主要設備及び仕様を第 5.11−1 表に示す。

す。
5.10.4 試験検査

5.11.4

試験検査

基本方針については、「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

設備の相違（技術的能力と整蒸気発生器２ 次側による炉心冷却(注水)に使用するタービン動補助給水ポンプ、電動補助給水ポン

耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱に使用する耐圧強化ベント系に使用する第合）

プ、復水タンク及び蒸気発生器は、他系統と独立した試験系統又は通常時の系統構成により機能・性能

一弁（Ｓ／Ｃ側），第一弁（Ｄ／Ｗ側），耐圧強化ベント系一次隔離弁及び耐圧強化ベント系二次隔離弁試験検査の実施時期の明確化

及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。

は，原子炉の停止中に開閉動作確認及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。

（先行 BWR に実施時期の記載あタービン動補助給水ポンプ及び電動補助給水ポンプは、分解が可能な設計とする。
復水タンクは、内部の確認が可能なように、マンホールを設ける設計とする。

第一弁（Ｓ／Ｃ側），第一弁（Ｄ／Ｗ側），耐圧強化ベント系一次隔離弁及び耐圧強化ベント系二次隔り）

離弁は，原子炉の停止中に分解が可能な設計とする。

蒸気発生器は、内部の確認が可能なように、マンホールを設ける設計とする。また、伝熱管の非破壊検査が可能なように、試験装置を設置できる設計とする。
蒸気発生器２次側による炉心冷却(蒸気放出)に使用する主蒸気逃がし弁は、他系統と独立した試験系
統又は通常時の系統構成により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
主蒸気逃がし弁は、分解が可能な設計とする。
移動式大容量ポンプ車を用いたＡ、Ｂ格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却に使用
するＡ、Ｂ格納容器再循環ユニット、移動式大容量ポンプ車、Ａ、Ｂ海水ストレーナ及びＡ原子炉補機

緊急用海水系による除熱に使用する緊急用海水ポンプ，緊急用海水ストレーナ及び残留熱除去系熱交換器は，原子炉の停止中に試験系統により機能・性能及び漏えいの確認が可能な設計とする。
緊急用海水ポンプは，原子炉の停止中に分解が可能な設計とする。

原子炉の運転時は当該系統は待機状
態につき，ストレーナ差圧は，原子炉緊急用海水ストレーナは，原子炉の停止中に差圧の確認が可能な設計とする。
の停止中の機能・性能の確認において緊急用海水ストレーナは，原子炉の停止中に内部の確認が可能なようにボンネットを取り外すことが 確認する。

できる設計とする。

冷却水冷却器は、他系統と独立した試験系統又は通常時の系統構成により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。また、試験系統に含まれない系統については、悪影響防止のため、海水を残留熱除去系海水系による除熱に使用する残留熱除去系海水ポンプ，残留熱除去系海水ストレーナ及含む原子炉補機冷却海水系統と、海水を含まない原子炉補機冷却水系統とを個別に通水及び漏えいの有び残留熱除去系熱交換器は，原子炉の運転中又は停止中に試験系統により機能・性能及び漏えいの有無

無の確認が可能な設計とする。

の確認が可能な設計とする。

Ａ、Ｂ格納容器再循環ユニットは、内部の確認が可能なように、点検口を設ける設計とする。

残留熱除去系海水ポンプは，原子炉の停止中に分解が可能な設計とする。

移動式大容量ポンプ車は、ポンプの分解又は取替が可能な設計とする。また、車両として運転状態の残留熱除去系海水ストレーナは，原子炉の運転中又は停止中に差圧の確認が可能な設計とする。

確認及び外観の確認が可能な設計とする。
Ａ、Ｂ海水ストレーナは、差圧の確認が可能な設計とする。また、内部の確認が可能なように、ボン

残留熱除去系海水ストレーナは，原子炉の停止中に内部の確認が可能なようにボンネットを取り外すことができる設計とする。

ネットを取り外すことができる設計とする。
Ａ原子炉補機冷却水冷却器は、内部の確認が可能なように、マンホールを設ける設計とする。また、残留熱除去系熱交換器は，原子炉の停止中に内部の確認が可能なようにマンホールを設ける設計とす

9

原子炉の運転時は当該系統は待機状
態であるが，定期的な試験時にストレーナ差圧を確認可能な設計とする。

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４８条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
伝熱管の非破壊検査が可能なように、試験装置を設置できる設計とする。

東海第二発電所る。
残留熱除去系熱交換器は，原子炉の停止中に伝熱管の非破壊検査が可能なように試験装置を設置でき代替補機冷却に使用する移動式大容量ポンプ車、Ａ、Ｂ海水ストレーナ及びＡ原子炉補機冷却水冷却器は、他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。また、る設計とする。

試験系統に含まれない系統については、悪影響防止のため、海水を含む原子炉補機冷却海水系統と、海水を含まない原子炉補機冷却水系統とを個別に通水及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。

第 5.10.1 表 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備（常設）の設備仕様（1） タービン動補助給水ポンプ

第 5.11−1 表(1)

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備（常設）の設備仕様

格納容器圧力逃がし装置兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・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

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

ａ．フィルタ装置

・給水設備

放射性物質除去性能

・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備

エアロゾル

99.9%以上（スクラビング水及び金属フィルタ）型式 うず巻式（ 蒸気加減弁付）

無機よう素

99%以上（スクラビング水及びよう素除去部）

台数 １

有機よう素

98%以上（よう素除去部）

個

１

容量 約 2 5 0 m

３

／ h

数

揚程 約 9 5 0 m

最高使用圧力

0.62MPa[gage]

本体材料 合金鋼

最高使用温度

200℃

材

ステンレス鋼（2） 電動補助給水ポンプ

料

ｂ．第一弁（Ｓ／Ｃ側）

兼用する設備は以下のとおり。

型

式

電気作動

・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

個

数

1

・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

最高使用圧力

0.62MPa[gage]

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

最高使用温度

200℃

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

材

ステンレス鋼料

ｃ．第一弁（Ｄ／Ｗ側）

・給水設備
・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備

型

式

電気作動

型式 うず巻式

個

数

1

台数 ２
容量 約 1 4 0 m

３／ h（ １ 台当たり）

揚程 約 9 5 0 m
電動機 約 6 5 0 k W（ １ 台当たり）
本体材料 合金鋼

最高使用圧力

0.62MPa[gage]

最高使用温度

200℃

材

料

ステンレス鋼

型

式

電気作動

個

数

1

ｄ．第二弁

10

備考

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４８条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所
最高使用圧力

0.62MPa[gage]（3） 復水タンク

最高使用温度

200℃兼用する設備は以下のとおり。

材

ステンレス鋼・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

料

ｅ．第二弁バイパス弁

・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

型

式

電気作動

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

個

数

1

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

最高使用圧力

0.62MPa[gage]・２ 次系補給水設備

最高使用温度

200℃

・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備

材

ステンレス鋼・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

料

ｆ．第二操作室遮蔽

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

材

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

遮

蔽

料

鉄筋コンクリート厚1,200mm 以上（フィルタ装置上流配管が敷設される側の遮蔽）・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

400mm 以上（上記以外の遮蔽）型式 たて置円筒型

ｇ．第二操作室空気ボンベユニット（空気ボンベユニット）

基数 １
容量 約 1 , 2 0 0 m

３

本体材料 炭素鋼個

数17（予備 7）

容量

約 47L／本

数

1

ｈ．差圧計

設置高さ E L .＋ 1 1 . 3 m

個

ｉ．遠隔人力操作機構

距離 約 4 0 m（ ３ 号炉心より）

個

数

4

ｊ．可搬型窒素供給装置（4） 蒸気発生器兼用する設備は以下のとおり。

個

数2（予備 1）・１ 次冷却設備（ 通常運転時等）

容

量

約 200Nm３／h／個・１ 次冷却設備（ 重大事故等時）

ｋ．圧力開放板

・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

型

式

引張型ラプチャーディスク

・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

個

数

1

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

最高使用圧力

0.08MPa[gage]

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

最高使用温度

200℃

・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備

材

ステンレス鋼料

型式 たて置Ｕ 字管式熱交換器型
基数 ４

(2)

耐圧強化ベント系

胴側最高使用圧力 8 . 17 M Pa［ ga g e］

兼用する設備は以下のとおり。

約 8 . 8 M P a［ g a ge］（ 重大事故等時における使用時の値）

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

管側最高使用圧力 1 7 .1 6 MP a［ g a ge］

・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

約 1 8 . 9 M P a［ g a g e］
（ 重大事故等時における使用時の値）

系

統

１次冷却材流量 約 1 5 , 0 0 0 t／ h（ １ 基当たり）

系統設計流量11

数1
約 48,000kg／h

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４８条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

主蒸気運転圧力（定格出力時） 約 6 . 0 3 M P a［ g a g e］

ａ．第一弁（Ｓ／Ｃ側）

主蒸気運転温度（定格出力時） 約 2 77℃

型

式

電気作動

蒸気発生量（ 定格出力時） 約 1 , 6 9 0 t／ h（ １ 基当たり）

個

数

1

出口蒸気湿分 0 . 2 5 w t％ 以下

最高使用圧力

0.62MPa[gage]

伝熱面積 約 4 , 8 7 0 m ２ （ １ 基当たり）最高使用温度

200℃

伝熱管

材

ステンレス鋼本数 3 , 3 8 2（ １ 基当たり）料

ｂ．第一弁（Ｄ／Ｗ側）

外径 約 2 2 . 2 m m

型

式

電気作動

厚さ 約 1 . 3 m m

個

数

1

胴部外径

最高使用圧力

0.62MPa[gage]

上部 約 4 . 5 m

最高使用温度

200℃

下部 約 3 . 4 m

材

ステンレス鋼

全高 約 2 1 m

料

ｃ．耐圧強化ベント系一次隔離弁

材料

型

式

電気作動

本体 低合金鋼及び低合金鍛鋼

個

数

1

伝熱管 ニッケル・クロム・鉄合金

最高使用圧力

0.62MPa[gage]

管板肉盛り ニッケル・クロム・鉄合金

最高使用温度

200℃

水室肉盛り ステンレス鋼

材

ステンレス鋼料

ｄ．耐圧強化ベント系二次隔離弁（5） 主蒸気逃がし弁

型

式

電気作動

兼用する設備は以下のとおり。

個

数

1

・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

最高使用圧力

0.62MPa[gage]

・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

最高使用温度

200℃

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

材

ステンレス鋼料

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・主蒸気系統設備(3)

緊急用海水ポンプ・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備兼用する設備は以下のとおり。

型式 空気作動式

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

個数 ４・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

口径 ６ B・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

容量 約 1 7 7 t／ h（ １ 個当たり）・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

最高使用圧力 8 . 1 7 M P a［ g a g e］

・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備

約 8 . 8 M P a［ g a ge］（ 重大事故等時における使用時の値）

型

式

ターボ形

最高使用温度 2 9 8℃

個数

1（予備 1）

約 3 4 6℃ （ 重大事故等時における使用時の値）

容量

約 844m３／h

本体材料 炭素鋼

全程

約 130m

揚12

備考

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４８条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所
最高使用圧力2.45MPa[gage]（6） 格納容器再循環ユニット

最高使用温度38℃兼用する設備は以下のとおり。

本 体 材 料ステンレス鋼・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・格納容器換気空調設備(4)

緊急用海水ストレーナ

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備兼用する設備は以下のとおり。

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

型式 原子炉補機冷却水冷却コイル内蔵型

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

基数 ２ （ 格納容器内自然対流冷却時はＡ 、Ｂ 号機のみ使用）

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

伝熱容量 約 1 3 . 0 M W（ １ 基当たり）・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

最高使用温度・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備

管側 約 1 75℃

型

式

バスケット形ダブルストレーナ

最高使用圧力個

数1

管側 1 . 4 M P a［ g a g e］

最高使用圧力2.45MPa[gage]

最高使用温度

38℃

本 体 材 料ステンレス鋼（7） 海水ストレーナ
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備(5)

残留熱除去系海水ポンプ

・原子炉補機冷却海水設備兼用する設備は以下のとおり。

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備・残留熱除去系

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

・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

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

型

式

たて形うず巻式

型式 たて置円筒型

個

数4

基数 ２ （ 格納容器内自然対流冷却及び代替補機冷却時はＡ 、Ｂ 号機のみ使用）

容量

約 886m３／h ／個

最高使用圧力 0.7MPa［ gage］

全程

約 184m

約 1.25MPa［ gage］（重大事故等時における使用時の値）

最 高 使用 圧力

3.45MPa[gage]

最高使用温度 5 0℃

最 高 使用 温度

38℃

本体材料 炭素鋼

本 体 材 料

鋳鋼

（8） 原子炉補機冷却水冷却器(6)

揚残留熱除去系海水ストレーナ

兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備・残留熱除去系

・原子炉補機冷却水設備

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

13

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４８条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所
・原子炉格納容器内の冷却等のための設

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

型

式

円筒縦形

・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

個

数

2

・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

最高使用圧力3.45MPa[gage]

型式 横置直管式

最高使用温度38℃

基数 １ （ 格納容器内自然対流冷却及び代替補機冷却時はＡ 号機のみ使用）

本 体 材 料ステンレス鋼

伝熱容量 約 1 9 . 2 M W
最高使用温度(7)

残留熱除去系熱交換器

管側 5 0℃

兼用する設備は以下のとおり。

胴側 9 5℃

・残留熱除去系

約 1 7 5℃ （ 重大事故等時における使用時の値）

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

最高使用圧力・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

管側 0 . 7 M P a［ g a g e］

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

約 1 . 2 5 M P a［ g a g e］
（ 重大事故等時における使用時の値）

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

胴側 1 . 4 M P a［ g a g e］

型

式

縦型Ｕチューブ式

材料

基

数

2

管側 アルミブラス伝 熱 容 量

胴側 炭素鋼

最高使用圧力第 5.10.2 表 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備（ 可搬型） の設備仕様

管側3.45MPa[gage]

胴側

3.45MPa[gage]

最高使用温度
管

側

249℃

胴

側

249℃

（1） 移動式大容量ポンプ車（ ３ 号及び４ 号炉共用）兼用する設備は以下のとおり。

約 19.4×10３kW ／個 (原子炉停止時冷却モ-ド)

材

料

・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備

管

側

白銅管

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

胴

側

炭素鋼

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備(8) 残留熱除去系ポンプ

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備兼用する設備は以下のとおり。

・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・残留熱除去系

・発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

型式 うず巻式

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

＊ １

型

式

たて形電動うず巻式

容量 約 1 , 3 2 0 m ３ ／ h（ １ 台当たり）

個

数

3

揚程 約 1 4 0 m

容量

約 1,690m３／h／個

台数 ４

14

備考

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４８条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉＊ １ 保有台数を示す。必要台数は２ 台（ 予備１ 台） とする。

東海第二発電所
全

揚

程

約 85m

最高使用圧力3.50MPa[gage]

最高使用温度

182℃

本 体 材 料鋳鋼

(9) サプレッション・プール
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉格納施設
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
個

数

1

容

量

約 3,400m３

最高使用圧力

0.62MPa〔gage〕

最高使用温度

200℃

材

炭素鋼

料

15

備考

玄海原子力発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第４８条 】
東海第二発電所

備考

ウエットウェルベント時の系統状態を示す。

玄海原子力発電所 ３／４号炉

第 5.11−1 図

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

系統概要図（1）（格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱）

16

玄海原子力発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第４８条 】
東海第二発電所

備考

ウエットウェルベント時の系統状態を示す。

玄海原子力発電所 ３／４号炉

第 5.11−2 図

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

系統概要図（2）（耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱）

17

玄海原子力発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第４８条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

残留熱除去系海水系Ａ系通水時を示す。

第 5.11−3 図

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

系統概要図（3）（緊急用海水系による冷却水（海水）の確保）

18

東海第二−玄海３／４補足資料比較表

玄海３／４号
48条
48-1 ＳＡ設備基準適合性 一覧表

48-2 配置図
48-3 試験・検査説明資料
48-4 系統図
48-5 容量設定根拠なし
48-6 ＳＡバウンダリ系統図（参考図）
48-7 格納容器再循環ユニットによる自然対流冷却について

東二48-1 ＳＡ設備基準適合性 一覧表
48-2 電源構成図
48-3 計測制御系統図
48-4 配置図
48-5 系統図
48-6 試験・検査
48-7 容量設定根拠
48-8 その他の最終ヒートシンクへ熱を輸送する設備について
48-9 ＳＡバウンダリ系統図（参考図）
−

東二
資料
の有
無
有
−
−
有
有
有
有
−
有
無

採用
要否

−
−
−
−
−
−
−
−
−
否

要否理由・記載方針

PWR特有の設備。