東海第二発電所 工事計画審査資料

本資料のうち，枠囲みの内容は，営業秘密又は防護上の観点から

資料番号

工認-407 改 0

公開できません

提出年月日

平成 30 年 5 月 23 日

日本原子力発電株式会社
東海第二発電所

工事計画審査資料

原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替循環冷却系）（添付書類）

Ⅴ-1 説明書
Ⅴ-1-1 各発電用原子炉施設に共通の説明書
Ⅴ-1-1-4 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書
Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉格納施設）
Ⅴ-1-1-4-7-18 設定根拠に関する説明書（代替循環冷却系 主配管（常設））
Ⅴ-6 図面
8

原子炉格納施設
8.3 圧力低減設備その他の安全設備
8.3.4 原子炉格納容器安全設備
・原子炉格納施設 圧力低減設備その他の安全設備

原子炉格納容器安全設備に係る機器の配置を明示した図面（2／3）
【第 8-3-4-2 図】
8.3.4.7 代替循環冷却系
・原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替循環冷却系）に係る主配管の配置を明示した図面（1／7）
【第 8-3-4-7-1 図】
・原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替循環冷却系）に係る主配管の配置を明示した図面（2／7）
【第 8-3-4-7-2 図】
・原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替循環冷却系）に係る主配管の配置を明示した図面（3／7）
【第 8-3-4-7-3 図】
・原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替循環冷却系）に係る主配管の配置を明示した図面（4／7）
【第 8-3-4-7-4 図】
・原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替循環冷却系）に係る主配管の配置を明示した図面（5／7）
【第 8-3-4-7-5 図】
・原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替循環冷却系）に係る主配管の配置を明示した図面（6／7）
【第 8-3-4-7-6 図】
・原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替循環冷却系）に係る主配管の配置を明示した図面（7／7）
【第 8-3-4-7-7 図】
・原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替循環冷却系）の系統図（1／6）（設計基準対象施設）【第 8-3-4-7-8 図】

1

・原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替循環冷却系）の系統図（2／6）（重大事故等対処設備）【第 8-3-4-7-9 図】
・原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替循環冷却系）の系統図（3／6）（設計基準対象施設）【第 8-3-4-7-10 図】
・原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替循環冷却系）の系統図（4／6）（重大事故等対処設備）【第 8-3-4-7-11 図】
・原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替循環冷却系）の系統図（5／6）（設計基準対象施設）【第 8-3-4-7-12 図】
・原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替循環冷却系）の系統図（6／6）（重大事故等対処設備）【第 8-3-4-7-13 図】

2

Ⅴ-1-1-4-7-18 設定根拠に関する説明書

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-7-18 R0（代替循環冷却系 主配管（常設））3代替循環冷却系代替格納容器スプレイ配管 A 系分岐点
名～称A 系統代替循環冷却系ポンプ吐出管合流点
最 高 使 用 圧 力MPa3.45

最 高 使 用 温 度℃

80，174外mm

165.2，216.3

径【設 定 根 拠】（概要）
本配管は，代替循環冷却系代替格納容器スプレイ配管 A 系分岐点から A 系統代替循環冷却系ポンプ吐出管合流点までを接続する配管であり，重大事故等対処設備として，残留熱除去系熱交換器で冷却したサプレッション・プール水を原子炉格納容器に供給するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-7-18 R0

1.1 最高使用圧力 3.45 MPa
本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，重大事故等時のおける代替循環冷却系ポンプ A の使用圧力と同じ 3.45 MPa とする。
2.

最高使用温度の設定根拠
2.1 最高使用温度 80 ℃
本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時のおける代替循環冷却系ポンプ A の使用温度と同じ 80 ℃とする。
2.2 最高使用温度 174 ℃
本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時のおける残留熱除去系の最高使用温度と同じ 174 ℃とする。

143.

外径の設定根拠
代替循環冷却系配管の外径（呼び径）選定においては，エロージョン及び圧力損失を考慮し，先行プラントの実績に基づいた標準流速を目安に選定している。
重大事故等対処設備として使用する本配管の外径は，代替循環冷却系ポンプ A の容量を基に設定し，165.2 mm，216.3 mm とする。
外径厚さ

呼び径

流路面積

流量

流速

標準流速

(mm)

(mm)

(A)

(m2)

(m3/h)

(m/s)

(m/s)

165.2

7.1

1500.01791

216.3

8.2

2000.03138

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-7-18 R0

注記 ＊：短期（非常時）使用時の目安 4.8 m/s を下回るため問題ない。

25代替循環冷却系テスト配管 A 系分岐点
名～称A 系統代替循環冷却系テスト配管合流点
最 高 使 用 圧 力

MPa3.45，0.86

最 高 使 用 温 度℃80，174

外mm

216.3

径

【設 定 根 拠】（概要）
本配管は，代替循環冷却系テスト配管 A 系分岐点から A 系統代替循環冷却系テスト配管合流点までを接続する配管であり，重大事故等対処設備として，残留熱除去系熱交換器で冷却したサプレッション・プール水をサプレッション・プールに戻すため設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-7-18 R0

1.1 最高使用圧力 3.45 MPa
本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，重大事故等時における代替循環冷却系ポンプ A 吐出側の使用圧力と同じ 3.45 MPa とする。
1.2 最高使用圧力 0.86 MPa
本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，重大事故等時における代替循環冷却系ポンプ A 吸込側の使用圧力と同じ 0.86 MPa とする。
2.

最高使用温度の設定根拠
2.1 最高使用温度 80 ℃
本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時のおける代替循環冷却系ポンプ A の使用温度と同じ 80 ℃とする。
2.2 最高使用温度 174 ℃
本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時のおける残留熱除去系の使用温度と同じ 174 ℃とする。

36

3.

外径の設定根拠
代替循環冷却系配管の外径（呼び径）選定においては，エロージョン及び圧力損失を考慮し，先行プラントの実績に基づいた標準流速を目安に選定している。
重大事故等対処設備として使用する本配管の外径は，代替循環冷却系ポンプ A の容量を基に設定し，216.3 mm とする。
厚さ

呼び径

流路面積

流量

流速

標準流速

(mm)

(mm)

(A)

(m2)

(m3/h)

(m/s)

(m/s)

216.3

8.2

200

0.03138

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-7-18 R0

外径47代替循環冷却系代替格納容器スプレイ配管 B 系分岐点
名称～
B系統代替循環冷却系ポンプ吐出管合流点

最 高 使 用 圧 力MPa

3.45

最 高 使 用 温 度℃

80，174外mm

165.2，216.3

径【設 定 根 拠】（概要）
本配管は，代替循環冷却系代替格納容器スプレイ配管 B 系分岐点から B 系統代替循環冷却系ポンプ吐出管合流点までを接続する配管であり，重大事故等対処設備として，残留熱除去系熱交換器で冷却したサプレッション・プール水を原子炉格納容器に供給するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-7-18 R0

1.1 最高使用圧力 3.45 MPa
本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，重大事故等時のおける代替循環冷却系ポンプ B の使用圧力と同じ 3.45 MPa とする。
2.

最高使用温度の設定根拠
2.1 最高使用温度 80 ℃
本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時のおける代替循環冷却系ポンプ B の使用温度と同じ 80 ℃とする。
2.2 最高使用温度 174 ℃
本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時のおける残留熱除去系の最高使用温度と同じ 174 ℃とする。

583.

外径の設定根拠
代替循環冷却系配管の外径（呼び径）選定においては，エロージョン及び圧力損失を考慮し，先行プラントの実績に基づいた標準流速を目安に選定している。
重大事故等対処設備として使用する本配管の外径は，代替循環冷却系ポンプ B の容量を基に設定し，165.2 mm，216.3 mm とする。
外径

厚さ

呼び径

流路面積

流量

流速

標準流速

(mm)

(mm)

(A)

(m2)

(m3/h)

(m/s)

(m/s)

165.2

7.1

1500.01791

216.3

8.2

2000.03138

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-7-18 R0

注記 ＊：短期（非常時）使用時の目安 4.8 m/s を下回るため問題ない。

69代替循環冷却系テスト配管 B 系分岐点
名称～
B系統代替循環冷却系テスト配管合流点

最 高 使 用 圧 力

MPa3.45，0.86

最 高 使 用 温 度℃

80，174

外mm

216.3

径

【設 定 根 拠】（概要）
本配管は，代替循環冷却系テスト配管 B 系分岐点から B 系統代替循環冷却系テスト配管合流点までを接続する配管であり，重大事故等対処設備として，残留熱除去系熱交換器で冷却したサプレッション・プール水をサプレッション・プールに戻すため設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-7-18 R0

1.1 最高使用圧力 3.45 MPa
本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，重大事故等時における代替循環冷却系ポンプ B 吐出側の使用圧力と同じ 3.45 MPa とする。
1.2 最高使用圧力 0.86 MPa
本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，重大事故等時における代替循環冷却系ポンプ B 吸込側の使用圧力と同じ 0.86 MPa とする。
2.

最高使用温度の設定根拠
2.1 最高使用温度 80 ℃
本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時のおける代替循環冷却系ポンプ B の使用温度と同じ 80 ℃とする。
2.2 最高使用温度 174 ℃
本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時のおける残留熱除去系の使用温度と同じ 174 ℃とする。

710

3.

外径の設定根拠
代替循環冷却系配管の外径（呼び径）選定においては，エロージョン及び圧力損失を考慮し，先行プラントの実績に基づいた標準流速を目安に選定している。
重大事故等対処設備として使用する本配管の外径は，代替循環冷却系ポンプ B の容量を基に設定し，216.3 mm とする。
厚さ

呼び径

流路面積

流量

流速

標準流速

(mm)

(mm)

(A)

(m2)

(m3/h)

(m/s)

(m/s)

216.3

8.2

2000.03138

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-7-18 R0E

外径811工事計画認可申請

第 8-3-4-2 図

東海第二発電所
名
称

原子炉格納施設
圧力低減設備その他の安全設備
原子炉格納容器安全設備に係る機器の配置を明示した図面（2／3）
日本原子力発電株式会社
8522

12

工事計画認可申請

第 8-3-4-7-1 図

東海第二発電所
名
称

原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替循環冷却系）に係る主配管の配置を明示した図面（1／7）

日本原子力発電株式会社
8522

13

工事計画認可申請

第 8-3-4-7-2 図

東海第二発電所
名
称

原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替循環冷却系）に係る主配管の配置を明示した図面（2／7）

日本原子力発電株式会社
8522

14

工事計画認可申請

第 8-3-4-7-3 図

東海第二発電所
名
称

原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替循環冷却系）に係る主配管の配置を明示した図面（3／7）

日本原子力発電株式会社
8522

15

工事計画認可申請

第 8-3-4-7-4 図

東海第二発電所
名
称

原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替循環冷却系）に係る主配管の配置を明示した図面（4／7）

日本原子力発電株式会社
8522

16

工事計画認可申請

第 8-3-4-7-5 図

東海第二発電所
名
称

原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替循環冷却系）に係る主配管の配置を明示した図面（5／7）

日本原子力発電株式会社
8522

17

工事計画認可申請

第 8-3-4-7-6 図

東海第二発電所
名
称

原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替循環冷却系）に係る主配管の配置を明示した図面（6／7）

日本原子力発電株式会社
8522

18

工事計画認可申請

第 8-3-4-7-7 図

東海第二発電所
名称

原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替循環冷却系）に係る主配管の配置を明示した図面（7／7）

日本原子力発電株式会社
8522

19

第 8-3-4-7-1 図～第 8-3-4-7-2 図「原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替循環冷却系）に係る主配管の配置を明示した図面」別紙
工事計画記載の公称値の許容範囲[主配管]
管 NO.1＊
主要寸法

許容範囲

(mm)

根

拠

外径

165.2±1.6mm

ＪＩＳ Ｇ３４５６による材料公差

厚さ7.1±12.5％

同上

管 NO.1＊－管継手
主要寸法

許容範囲

NT2 補② 公差表 R0(mm)外径165.2

厚さ7.1＋2.4mm

根拠ＪＩＳ Ｂ２３１２による材料公差－1.6mm＋規定しない

同上－12.5％

管 NO.2＊主要寸法

許容範囲

(mm)

根

拠

外径165.2±1.6mm

ＪＩＳ Ｇ３４５６による材料公差

厚さ7.1±12.5％

同上

管 NO.2＊－管継手
主要寸法

許容範囲

(mm)
外径165.2

厚さ7.1

注＋2.4mm根拠ＪＩＳ Ｂ２３１２による材料公差－1.6mm＋規定しない

同上－12.5％：主要寸法は，工事計画記載の公称値を示す。

注記 ＊：管の強度計算書の管 NO.を示す。

120

工事計画記載の公称値の許容範囲（続き）[主配管（続き）]
管 NO.3＊－管継手
主要寸法

許容範囲

(mm)
外径216.3

厚さ8.2＋2.4mm

根拠ＪＩＳ Ｂ２３１２による材料公差－1.6mm＋規定しない

同上－12.5％

管 NO.4＊主要寸法

許容範囲

NT2 補② 公差表 R0(mm)

根拠

外径216.3±0.8％ＪＩＳ Ｇ３４５６による材料公差

厚さ8.2±12.5％

同上

管 NO.4＊－管継手
主要寸法

許容範囲

(mm)
外径

216.3

厚さ8.2＋2.4mm

根拠ＪＩＳ Ｂ２３１２による材料公差－1.6mm＋規定しない

同上－12.5％

管 NO.5＊
主要寸法

許容範囲

(mm)

根

拠

外径

216.3±0.8％

ＪＩＳ Ｇ３４５６による材料公差

厚さ8.2±12.5％

同上

注：主要寸法は，工事計画記載の公称値を示す。

注記 ＊：管の強度計算書の管 NO.を示す。

221

工事計画記載の公称値の許容範囲（続き）[主配管（続き）]
管 NO.5＊－管継手
主要寸法

許容範囲

(mm)
外径

216.3

厚さ8.2＋2.4mm

根拠ＪＩＳ Ｂ２３１２による材料公差－1.6mm＋規定しない

同上－12.5％

管 NO.6＊
主要寸法

許容範囲NT2 補② 公差表 R0E(mm)

根拠

外径216.3±0.8％

ＪＩＳ Ｇ３４５６による材料公差

厚さ8.2±12.5％

同上

管 NO.6＊－管継手
主要寸法

許容範囲

(mm)
外径216.3

厚さ8.2

注＋2.4mm根拠ＪＩＳ Ｂ２３１２による材料公差－1.6mm＋規定しない

同上－12.5％：主要寸法は，工事計画記載の公称値を示す。

注記 ＊：管の強度計算書の管 NO.を示す。

322

第 8-3-4-7-3 図～第 8-3-4-7-7 図「原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替循環冷却系）に係る主配管の配置を明示した図面」別紙
工事計画記載の公称値の許容範囲[主配管]
管 NO.1＊－管継手
主要寸法

許容範囲

(mm)
外径216.3

厚さ8.2＋2.4mm

根拠ＪＩＳ Ｂ２３１２による材料公差－1.6mm＋規定しない

同上－12.5％

管 NO.2＊主要寸法

許容範囲

NT2 補② 公差表 R0(mm)

根

拠

外径

165.2±1.6mm

ＪＩＳ Ｇ３４５６による材料公差

厚さ7.1±12.5％

同上

管 NO.2＊－管継手
主要寸法

許容範囲

(mm)
外径165.2

厚さ7.1＋2.4mm

根拠ＪＩＳ Ｂ２３１２による材料公差－1.6mm＋規定しない

同上－12.5％

管 NO.3＊
主要寸法

許容範囲

(mm)

根

拠

外径

165.2±1.6mm

ＪＩＳ Ｇ３４５６による材料公差

厚さ7.1±12.5％

同上

注：主要寸法は，工事計画記載の公称値を示す。

注記 ＊：管の強度計算書の管 NO.を示す。

123

工事計画記載の公称値の許容範囲（続き）[主配管（続き）]
管 NO.3＊－管継手
主要寸法

許容範囲

(mm)
外径165.2

厚さ7.1＋2.4mm

根拠ＪＩＳ Ｂ２３１２による材料公差－1.6mm＋規定しない

同上－12.5％

管 NO.4＊－管継手
主要寸法

許容範囲

NT2 補② 公差表 R0(mm)
外径

216.3

厚さ8.2＋2.4mm

根拠ＪＩＳ Ｂ２３１２による材料公差－1.6mm＋規定しない

同上－12.5％

管 NO.5＊
主要寸法

許容範囲

(mm)

根

拠

外径

216.3±0.8％

ＪＩＳ Ｇ３４５６による材料公差

厚さ8.2±12.5％

同上

管 NO.5＊－管継手
主要寸法

許容範囲

(mm)
外径216.3

厚さ8.2

注＋2.4mm根拠ＪＩＳ Ｂ２３１２による材料公差－1.6mm＋規定しない

同上－12.5％：主要寸法は，工事計画記載の公称値を示す。

注記 ＊：管の強度計算書の管 NO.を示す。

224工事計画記載の公称値の許容範囲（続き）[主配管（続き）]
管 NO.6＊
主要寸法

許容範囲

(mm)

根

拠

外径216.3±0.8％

ＪＩＳ Ｇ３４５６による材料公差

厚さ8.2±12.5％

同上

管 NO.6＊－管継手
主要寸法

許容範囲

NT2 補② 公差表 R0E(mm)外径216.3

厚さ8.2＋2.4mm

根拠ＪＩＳ Ｂ２３１２による材料公差－1.6mm＋規定しない

同上－12.5％

管 NO.7＊
主要寸法

許容範囲

(mm)

根

拠

外径

216.3±0.8％

ＪＩＳ Ｇ３４５６による材料公差

厚さ8.2±12.5％

同上

管 NO.7＊－管継手
主要寸法

許容範囲

(mm)
外径216.3

厚さ8.2

注＋2.4mm根拠ＪＩＳ Ｂ２３１２による材料公差－1.6mm＋規定しない

同上－12.5％：主要寸法は，工事計画記載の公称値を示す。

注記 ＊：管の強度計算書の管 NO.を示す。

325

工事計画認可申請

第 8-3-4-7-8 図

東海第二発電所
名
称

原子炉格納施設のうち圧力低減設備
その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替循環冷却系）の系統図（1／6）（設計基準対象施設）

日本原子力発電株式会社
8522

26

工事計画認可申請

第 8-3-4-7-9 図

東海第二発電所
名
称

原子炉格納施設のうち圧力低減設備
その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替循環冷却系）の系統図（2／6）（重大事故等対処設備）

日本原子力発電株式会社
8522

27

工事計画認可申請

第 8-3-4-7-10 図

東海第二発電所
名
称

原子炉格納施設のうち圧力低減設備
その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替循環冷却系）の系統図（3／6）（設計基準対象施設）

日本原子力発電株式会社
8522

28

工事計画認可申請

第 8-3-4-7-11 図

東海第二発電所
名
称

原子炉格納施設のうち圧力低減設備
その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替循環冷却系）の系統図（4／6）（重大事故等対処設備）

日本原子力発電株式会社
8522

29

工事計画認可申請

第 8-3-4-7-12 図

東海第二発電所
名
称

原子炉格納施設のうち圧力低減設備
その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替循環冷却系）の系統図（5／6）（設計基準対象施設）

日本原子力発電株式会社
8522

30

工事計画認可申請

第 8-3-4-7-13 図

東海第二発電所
名
称

原子炉格納施設のうち圧力低減設備
その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替循環冷却系）の系統図（6／6）（重大事故等対処設備）

日本原子力発電株式会社
8522

31