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東海第二発電所 工事計画審査資料
資料番号

工認−157 改 7

提出年月日

平成 30 年 9 月 25 日

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-別添 1 R7

Ｖ-1-1-4-別添 1 技術基準要求機器リスト

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-別添 1 R7

目次

1.
概要
1

2.
技術基準要求機器リスト
2

1.

概要
本資料は，基本設計方針にのみ記載する設備に対し，機能及び性能を明確に記載する必要があ
る設備を選定し，作成した「技術基準要求機器リスト」について説明するものである。
また，「技術基準要求機器リスト」にて選定された設備については，その根拠を別添 2 の「設定NT2 補② Ⅴ-1-1-4-別添 1 R7

根拠に関する説明書（別添）」又は「個別の説明書」にて仕様設定根拠を説明する。

1

2.

技術基準要求機器リスト
申請対象設備
施設区分

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-別添 1 R7

施設共通
(竜巻)

施設共通
(竜巻)

施設共通
(竜巻)

施設共通
(アクセスルート)

基本設計方針記載内容明確にする必要
がある仕様

記載資料名

防護措置として設置する防護対策施設としては，防護ネット（硬鋼線材：線
径φ4 mm，網目寸法 40 mm），防護鋼板（炭素鋼：板厚 16 mm 以上），架構及び
扉（炭素鋼：板厚 31.2 mm 以上）を設置
し，内包する外部事象防護対象施設の機能を損なわないよう，外部事象防護対象
施設の機能喪失に至る可能性のある飛来物が外部事象防護対象施設に衝突することを防止する設計とする。

材料
線径
網目寸法

発電用原子炉施
設の自然現象等による損傷の防止に関する説明書

材料
厚さ

発電用原子炉施
設の自然現象等による損傷の防止に関する説明書

材料
厚さ

発電用原子炉施
設の自然現象等による損傷の防止に関する説明書

台数

安全設備及び重大事故等対処設
備が使用される
条件の下における健全性に関す
る説明書

機器名

防護ネット

防護鋼板

同上

扉

同上

ホイールローダ

屋外アクセスルートに対する地震による影響（周辺構造物等の損壊，周辺斜面の崩壊及び道路面のすべり），その他
自然現象（風（台風）及び竜巻による飛来物，積雪並びに火山の影響）による影響を想定し，複数のアクセスルートの中から状況を確認し，早期に復旧可能なア
クセスルートを確保するため，障害物を除去可能なホイールローダを 2 台（予備3 台）保管，使用する。

2

申請対象設備
基本設計方針記載内容
施設区分

記載資料名

−

使用済燃料貯蔵槽の水深の遮蔽能力に関する説明書

静的サイフォンブレーカ

使用済燃料プールに接続する配管の破損等により，使用済燃料プール水戻り
配管からサイフォン現象による水の漏えいが発生した場合に，原子炉建屋原子炉棟 6 階における線量率が放射線被ばくを管理する上で定めた線量率を満足できるよう，漏えいの継続を防止し，燃料体等からの放射線の遮蔽に必要となる水位を維持するため，戻り配管上部に静的サイフォンブレーカを設ける設計とする。
静的サイフォンブレーカは，耐震性も含めて機器，弁類等の故障及び誤操作等によりその機能を喪失することのない設計とする。

核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設

使用済燃料プール監視カメラ

使用済燃料プール監視カメラ（個数 1）は，想定される重大事故等時において赤
外線機能により使用済燃料プールの状
況が把握できる設計とする。
重大事故等に対処するために監視す
ることが必要なパラメータは，炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等
を成功させるために必要な発電用原子炉施設の状態を把握するためのパラメ
ータとし，計測する装置は「表 1 核燃
料物質の取扱施設及び貯蔵施設の主要設備リスト」の「使用済燃料貯蔵槽の温度，水位及び漏えいを監視する装置」に示す重大事故等対処設備の他，使用済燃料プール監視カメラ（個数 1）とする。

個数

使用済燃料貯蔵槽の温度，水位及び漏えいを監視する装置の構成に関する説明書並びに計測範
囲及び警報動作範囲に関する説明書

核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設

使用済燃料プール
監視カメラ用空冷装置

使用済燃料プール監視カメラの耐環境性向上のため，使用済燃料プール監視
カメラ用空冷装置（個数 1，容量
L/min 以上）を設ける設計とする。

個数
容量

設定根拠に
関する説明書（別添）

耐圧強化ベント系

耐圧強化ベント系の系統設計流量は48000 kg/h（1 Pd において）であり，サプレッション・チェンバ及びドライウェ
ルと接続し，いずれからも排気できる設計とする。

系統設計流量原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-別添 1 R7

機器名明確にする必要
がある仕様

原子炉冷却
系統施設

3

申請対象設備
基本設計方針記載内容
施設区分

格納容器内雰囲気
ガスサンプリング装置

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-別添 1 R7計測制御系統施設

機器名

計測制御系統施設

フィルタ装置入口水素濃度明確にする必要
がある仕様

記載資料名

格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納
容器内酸素濃度（ＳＡ）は，格納容器内
雰囲気ガスサンプリング装置（圧縮機吐出圧力 0.73 MPa 以上，圧縮機容量 5.25 圧縮機吐出圧力
L/min 以上，冷却器容量 35.7 kJ/h 以上， 圧縮機容量
設定根拠に窒素ボンベ個数 4 以上，空調機容量
冷却器容量
関する説明書kW 以上）により原子炉格納容器内の雰囲 窒素ボンベ個数 （別添）
気ガスを原子炉建屋原子炉棟内へ導き，空調機容量検出器で測定することで，原子炉格納容
器内の水素濃度及び酸素濃度を中央制
御室より監視できる設計とする。

重大事故等に対処するために監視す
ることが必要なパラメータは，炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等
を成功させるために必要な発電用原子炉施設の状態を把握するためのパラメ
ータとし，計測する装置は「表 1 計測
制御系統施設の主要設備リスト」の「計測装置」に示す重大事故等対処設備の他，フィルタ装置水位（個数 2，計測範囲 180 mm〜5500 mm），フィルタ装置圧力（個数 1，計測範囲 0〜1 MPa）
，フィル
タ装置スクラビング水温度（個数 1，計
測範囲 0〜300 ℃），フィルタ装置入口水
素濃度（個数 2，計測範囲 0〜100 ％），残留熱除去系海水系系統流量（個数 2，
計測範囲 0〜550 L/s）
，緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）（個数 1，計，緊急用海水系流量
測範囲 0〜800 m3/h）（残留熱除去系補機）（個数 1，計測範囲，常設高圧代替注水系ポンプ
0〜50 m3/h）
吐出圧力（個数 1，計測範囲 0〜10 MPa），
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力（個数 2，計測範囲 0〜5 MPa）
，代替循環冷却系ポンプ吐出圧力（個数 2，計測範囲
0〜5 MPa），原子炉隔離時冷却系ポンプ
吐出圧力（個数 1，計測範囲 0〜10 MPa），
高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力（個数 1，計測範囲 0〜10 MPa）
，残留熱除去系ポンプ吐出圧力（個数 3，計測範囲 0〜
4 MPa），低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出
圧力（個数 1，計測範囲 0〜4 MPa）
，静的
触媒式水素再結合器動作監視装置（個数4，計測範囲 0〜300 ℃）とする。
格納容器圧力逃がし装置の排出経路
における水素濃度を測定し，監視できる
よう，水素が蓄積する可能性のある排出経路の配管頂部にフィルタ装置入口水
素濃度（個数 2，計測範囲 0〜100 ％）を設ける設計とする。

4

個数
計測範囲

計測装置の構成に関する説明書並びに計測範囲
及び警報動作範
囲に関する説明書

申請対象設備
基本設計方針記載内容
施設区分

フィルタ装置水位

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-別添 1 R7計測制御系統施設

機器名

計測制御系統施設

計測制御系統施設

計測制御系統施設

計測制御系統施設

重大事故等に対処するために監視す
ることが必要なパラメータは，炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等
を成功させるために必要な発電用原子炉施設の状態を把握するためのパラメ
ータとし，計測する装置は「表 1 計測
制御系統施設の主要設備リスト」の「計測装置」に示す重大事故等対処設備の他，フィルタ装置水位（個数 2，計測範囲 180 mm〜5500 mm），フィルタ装置圧力（個数 1，計測範囲 0〜1 MPa）
，フィル
タ装置スクラビング水温度（個数 1，計
測範囲 0〜300 ℃），フィルタ装置入口水
素濃度（個数 2，計測範囲 0〜100 ％），残留熱除去系海水系系統流量（個数 2，
計測範囲 0〜550 L/s）
，緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）（個数 1，計，緊急用海水系流量
測範囲 0〜800 m3/h）（残留熱除去系補機）（個数 1，計測範囲，常設高圧代替注水系ポンプ
0〜50 m3/h）
吐出圧力（個数 1，計測範囲 0〜10 MPa），
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力（個数 2，計測範囲 0〜5 MPa）
，代替循環冷却系ポンプ吐出圧力（個数 2，計測範囲
0〜5 MPa），原子炉隔離時冷却系ポンプ
吐出圧力（個数 1，計測範囲 0〜10 MPa），
高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力（個数 1，計測範囲 0〜10 MPa）
，残留熱除去系ポンプ吐出圧力（個数 3，計測範囲 0〜
4 MPa），低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出
圧力（個数 1，計測範囲 0〜4 MPa）
，静的
触媒式水素再結合器動作監視装置（個数4，計測範囲 0〜300 ℃）とする。

フィルタ装置圧力

同上フィルタ装置スクラビング
水温度

同上

残留熱除去系海水系系統流量

同上

緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）

同上

5

明確にする必要
がある仕様

記載資料名

個数
計測範囲

計測装置の構成に関する説明書並びに計測範囲
及び警報動作範
囲に関する説明書

個数
計測範囲

計測装置の構成に関する説明書並びに計測範囲
及び警報動作範
囲に関する説明書

個数
計測範囲

計測装置の構成に関する説明書並びに計測範囲
及び警報動作範
囲に関する説明書

個数
計測範囲

計測装置の構成に関する説明書並びに計測範囲
及び警報動作範
囲に関する説明書

個数
計測範囲

計測装置の構成に関する説明書並びに計測範囲
及び警報動作範
囲に関する説明書

申請対象設備
基本設計方針記載内容
施設区分

緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-別添 1 R7計測制御系統施設

機器名

計測制御系統施設

計測制御系統施設

計測制御系統施設

計測制御系統施設

重大事故等に対処するために監視す
ることが必要なパラメータは，炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等
を成功させるために必要な発電用原子炉施設の状態を把握するためのパラメ
ータとし，計測する装置は「表 1 計測
制御系統施設の主要設備リスト」の「計測装置」に示す重大事故等対処設備の他，フィルタ装置水位（個数 2，計測範囲 180 mm〜5500 mm），フィルタ装置圧力（個数 1，計測範囲 0〜1 MPa）
，フィル
タ装置スクラビング水温度（個数 1，計
測範囲 0〜300 ℃），フィルタ装置入口水
素濃度（個数 2，計測範囲 0〜100 ％），残留熱除去系海水系系統流量（個数 2，
計測範囲 0〜550 L/s）
，緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）（個数 1，計，緊急用海水系流量
測範囲 0〜800 m3/h）（残留熱除去系補機）（個数 1，計測範囲，常設高圧代替注水系ポンプ
0〜50 m3/h）
吐出圧力（個数 1，計測範囲 0〜10 MPa），
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力（個数 2，計測範囲 0〜5 MPa）
，代替循環冷却系ポンプ吐出圧力（個数 2，計測範囲
0〜5 MPa），原子炉隔離時冷却系ポンプ
吐出圧力（個数 1，計測範囲 0〜10 MPa），
高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力（個数 1，計測範囲 0〜10 MPa）
，残留熱除去系ポンプ吐出圧力（個数 3，計測範囲 0〜
4 MPa），低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出
圧力（個数 1，計測範囲 0〜4 MPa）
，静的
触媒式水素再結合器動作監視装置（個数4，計測範囲 0〜300 ℃）とする。

常設高圧代替注水系ポンプ
吐出圧力

同上

常設低圧代替注水系ポンプ
吐出圧力

同上

代替循環冷却系ポンプ
吐出圧力

同上

原子炉隔離時冷却系ポンプ
吐出圧力

同上

6

明確にする必要
がある仕様

記載資料名

個数
計測範囲

計測装置の構成に関する説明書並びに計測範囲
及び警報動作範
囲に関する説明書

個数
計測範囲

計測装置の構成に関する説明書並びに計測範囲
及び警報動作範
囲に関する説明書

個数
計測範囲

計測装置の構成に関する説明書並びに計測範囲
及び警報動作範
囲に関する説明書

個数
計測範囲

計測装置の構成に関する説明書並びに計測範囲
及び警報動作範
囲に関する説明書

個数
計測範囲

計測装置の構成に関する説明書並びに計測範囲
及び警報動作範
囲に関する説明書

申請対象設備
基本設計方針記載内容
施設区分

高圧炉心スプレイ系ポンプ
吐出圧力NT2 補② Ⅴ-1-1-4-別添 1 R7計測制御系統施設

機器名

計測制御系統施設

計測制御系統施設

重大事故等に対処するために監視す
ることが必要なパラメータは，炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等
を成功させるために必要な発電用原子炉施設の状態を把握するためのパラメ
ータとし，計測する装置は「表 1 計測
制御系統施設の主要設備リスト」の「計測装置」に示す重大事故等対処設備の他，フィルタ装置水位（個数 2，計測範囲 180 mm〜5500 mm），フィルタ装置圧力（個数 1，計測範囲 0〜1 MPa）
，フィル
タ装置スクラビング水温度（個数 1，計
測範囲 0〜300 ℃），フィルタ装置入口水
素濃度（個数 2，計測範囲 0〜100 ％），残留熱除去系海水系系統流量（個数 2，
計測範囲 0〜550 L/s）
，緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）（個数 1，計，緊急用海水系流量
測範囲 0〜800 m3/h）（残留熱除去系補機）（個数 1，計測範囲，常設高圧代替注水系ポンプ
0〜50 m3/h）
吐出圧力（個数 1，計測範囲 0〜10 MPa），
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力（個数 2，計測範囲 0〜5 MPa）
，代替循環冷却系ポンプ吐出圧力（個数 2，計測範囲
0〜5 MPa），原子炉隔離時冷却系ポンプ
吐出圧力（個数 1，計測範囲 0〜10 MPa），
高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力（個数 1，計測範囲 0〜10 MPa）
，残留熱除去系ポンプ吐出圧力（個数 3，計測範囲 0〜
4 MPa），低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出
圧力（個数 1，計測範囲 0〜4 MPa）
，静的
触媒式水素再結合器動作監視装置（個数4，計測範囲 0〜300 ℃）とする。

低圧炉心スプレイ系ポンプ
吐出圧力

同上

残留熱除去系ポンプ
吐出圧力

同上

7

明確にする必要
がある仕様

記載資料名

個数
計測範囲

計測装置の構成に関する説明書並びに計測範囲
及び警報動作範
囲に関する説明書

個数
計測範囲

計測装置の構成に関する説明書並びに計測範囲
及び警報動作範
囲に関する説明書

個数
計測範囲

計測装置の構成に関する説明書並びに計測範囲
及び警報動作範
囲に関する説明書

申請対象設備

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-別添 1 R7

施設区分

計測制御系統施設

計測制御系統施設

基本設計方針記載内容明確にする必要
がある仕様

記載資料名

静的触媒式水素再結合器
動作監視装置

重大事故等に対処するために監視す
ることが必要なパラメータは，炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等
を成功させるために必要な発電用原子炉施設の状態を把握するためのパラメ
ータとし，計測する装置は「表 1 計測
制御系統施設の主要設備リスト」の「計測装置」に示す重大事故等対処設備の他，フィルタ装置水位（個数 2，計測範囲 180 mm〜5500 mm），フィルタ装置圧力（個数 1，計測範囲 0〜1 MPa）
，フィル
タ装置スクラビング水温度（個数 1，計
測範囲 0〜300 ℃），フィルタ装置入口水
素濃度（個数 2，計測範囲 0〜100 ％），残留熱除去系海水系系統流量（個数 2，
計測範囲 0〜550 L/s）
，緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）（個数 1，計，緊急用海水系流量
測範囲 0〜800 m3/h）（残留熱除去系補機）（個数 1，計測範囲，常設高圧代替注水系ポンプ
0〜50 m3/h）
吐出圧力（個数 1，計測範囲 0〜10 MPa），
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力（個数 2，計測範囲 0〜5 MPa）
，代替循環冷却系ポンプ吐出圧力（個数 2，計測範囲
0〜5 MPa），原子炉隔離時冷却系ポンプ
吐出圧力（個数 1，計測範囲 0〜10 MPa），
高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力（個数 1，計測範囲 0〜10 MPa）
，残留熱除去系ポンプ吐出圧力（個数 3，計測範囲 0〜
4 MPa），低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出
圧力（個数 1，計測範囲 0〜4 MPa）
，静的
触媒式水素再結合器動作監視装置（個数4，計測範囲 0〜300 ℃）とする。
静的触媒式水素再結合器動作監視装置（個数 4，計測範囲 0〜300 ℃，検出器
種類 熱電対）は，静的触媒式水素再結合器の入口側及び出口側の温度により静的触媒式水素再結合器の作動状態を中央制御室から監視できる設計とし，重大事故等時において測定可能なよう耐環境性を有した熱電対を使用する。

個数
計測範囲
検出器種類

原子炉格納施設の水素濃度低減
性能に関する説
明書

可搬型計測器

また，代替電源設備が喪失し計測に必
要な計器電源が喪失した場合，特に重要なパラメータとして，炉心損傷防止対策
及び格納容器破損防止対策等を成功させるために必要な発電用原子炉施設の状態を把握するためのパラメータを計測する装置については，温度，圧力，水位及び流量に係るものについて，乾電池を電源とした可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の温度，圧力，水位及び流量（注水量）計測用）（個
数 20（予備 20））及び可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の圧力，水位及び流量（注水量）計測用）（個数 19（予備 19））により計測できる設計とし，これらを保管する設計とする。

個数

計測装置の構成に関する説明書並びに計測範囲
及び警報動作範
囲に関する説明書

機器名8

申請対象設備
施設区分

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-別添 1 R7計測制御系統施設

計測制御系統施設

放射性廃棄物の廃
棄施設(原子炉格納施設と兼用)

放射線管理施設

基本設計方針記載内容明確にする必要
がある仕様

記載資料名

非常用窒素供給系
高圧窒素ボンベ

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

空調機容量

設定根拠に
関する説明書（別添）

非常用逃がし安全弁駆動系
高圧窒素ボンベ

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，逃がし安全弁機
能回復のための重大事故等対処設備として，非常用逃がし安全弁駆動系は，逃がし安全弁の作動に必要な逃がし弁機
能用アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュムレータの充填圧力が喪失した場合において，逃がし安全弁のアクチ
ュエータに非常用逃がし安全弁駆動系
高圧窒素ボンベ（空調機容量kW 以上）により直接窒素を供給することで，逃がし安全弁（4 個）を一定期間にわた
り連続して開状態を保持できる設計と
する。

空調機容量

設定根拠に
関する説明書（別添）

格納容器床ドレンサンプ導入管は，ペデスタル（ドライウェル部）内の水位を
常時 1 m に維持するため，格納容器床ド
レンサンプ底部から高さが 1 m の設計とする。また，格納容器機器ドレンサンプ
導入管は，ペデスタル（ドライウェル部）
内の水位が 1.2 m 以上であるときに，格納容器床ドレンサンプ導入管と併せてペデスタル（ドライウェル部）より排水するため，格納容器床ドレンサンプ底部から高さが 1.2 m の設計とする。
格納容器床ドレンサンプ導入管及び格納容器機器ドレンサンプ導入管は，サイフォン効果を除去し，意図した水位で排水を停止するため，頂部付近に空気抜き孔を有する設計とする。

高さ

原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

中央制御室待避室差圧計（個数 1，計
測範囲 0〜60 Pa）により，中央制御室待避室と中央制御室との間が正圧化に必
要な差圧が確保できていることを把握できる設計とする。

個数
計測範囲

中央制御室の居住性に関する説
明書

機器名

格納容器床ドレンサンプ＊

導入管

中央制御室待避室差圧計9申請対象設備

明確にする必要
がある仕様

記載資料名

放射線管理施設

緊急時対策所用差圧計（東海，東海第二発電所共用）（個数 1，計測範囲 0〜200
緊急時対策所用差圧計Pa）は，緊急時対策所等の正圧化された（東海，東海第二発電所共用）
室内と周辺エリアとの差圧を監視できる設計とする。

個数
計測範囲

緊急時対策所の居住性に関する
説明書

放射線管理施設

第二弁操作室差圧計

また，第二弁操作室が微正圧であることを確認するため，第二弁操作室差圧計（個数 1，計測範囲 0〜60 Pa）を設ける設計とする。

個数
計測範囲

原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

第二弁操作室遮蔽

第二弁操作室遮蔽は，炉心の著しい損
傷時においても，格納容器圧力逃がし装置の隔離弁操作ができるよう，普通コン
クリート 395 mm 以上の遮蔽厚さを有し，第二弁操作室に隣接する格納容器圧力逃がし装置入口配管が設置される方向の壁及び床の遮蔽厚さは，普通コンクリート 1195 mm 以上とする設計とする。

材料
厚さ

原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

放射線管理施設

可搬型ダスト・よう素
サンプラ

重大事故等が発生した場合に発電所
及びその周辺（発電所の周辺海域を含む。
）において，発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度（空気中，水中，土壌中）及び放射線量を監視するための移動式周辺モニタリング設備として，ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ，β線サーベイ・メータ，ＺｎＳ
シンチレーションサーベイ・メータ及び電離箱サーベイ・メータを設け，測定結果を記録し，保存できるように測定値を表示できる設計とし，可搬型ダスト・よう素サンプラ（個数 2（予備 1）），小型船
舶（個数 1（予備 1））を保管する設計とする。

個数

管理区域の出入管理設備及び環
境試料分析装置に関する説明書

放射線管理施設

小型船舶

同上

個数

設定根拠に
関する説明書（別添）

可搬型気象観測設備

重大事故等が発生した場合に発電所
において，風向，風速その他の気象条件を測定し，及びその結果を記録するための設備として，可搬型気象観測設備（個数 1（予備 1））を設ける設計とする。

個数

環境測定装置の取付箇所を明示した図面 可搬型気象観測設備

基本設計方針記載内容

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-別添 1 R7

施設区分

放射線管理施設

放射線管理施設

機器名10

申請対象設備

明確にする必要
がある仕様

記載資料名

容量
個数

原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

コリウムシールド

コリウムシールドは，溶融炉心がペデ
スタル（ドライウェル部）へと落下した
場合において，溶融炉心とペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートの相互作用による侵食及び溶融炉心からペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートへの熱影響を抑制するため，寸法が高さ 1.88 m，厚さ 0.15 m，材料がジル，個数が 1 個の設計とす
コニア（ZrO２）
る。なお，コリウムシールドは，耐震性を有する設計とする。

高さ
厚さ
材料
個数

原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

格納容器機器ドレンサンプ
導入管

格納容器床ドレンサンプ導入管は，ペデスタル（ドライウェル部）内の水位を
常時 1 m に維持するため，格納容器床ド
レンサンプ底部から高さが 1 m の設計とする。また，格納容器機器ドレンサンプ
導入管は，ペデスタル（ドライウェル部）
内の水位が 1.2 m 以上であるときに，格納容器床ドレンサンプ導入管と併せてペデスタル（ドライウェル部）より排水するため，格納容器床ドレンサンプ底部から高さが 1.2 m の設計とする。
格納容器床ドレンサンプ導入管及び格納容器機器ドレンサンプ導入管は，サイフォン効果を除去し，意図した水位で排水を停止するため，頂部付近に空気抜き孔を有する設計とする。

高さ

原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

基本設計方針記載内容
施設区分

機器名

サプレッション・チェンバ（容量 3400
m3，個数 1）は，想定される重大事故等時において，原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器へのスプレイに使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である高圧代替注水系，代替循環冷却系，残留熱除去系（格
納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去
系（サプレッション・プール冷却系）の水源として使用できる設計とする。

原子炉格納施設(原子炉冷却系統施設と兼用)

サプレッション・チェンバ

サプレッション・チェンバ（容量 3400
m3，個数 1）は，想定される重大事故等時において，残留熱除去系（格納容器スプ
レイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）の水源として使用できる設計とする。

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-別添 1 R7

サプレッション・チェンバ（容量 3400
m3，個数 1）は，想定される重大事故等時において，原子炉圧力容器への注水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である高圧代替
注水系，代替循環冷却系，原子炉隔離時
冷却系，高圧炉心スプレイ系，残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレ
イ系の水源として使用できる設計とする。

原子炉格納施設

原子炉格納施設11

申請対象設備

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-別添 1 R7

施設区分

基本設計方針記載内容明確にする必要
がある仕様

記載資料名

原子炉圧力容器破損時にペデスタル（ドライウェル部）に落下したデブリが，格納容器床ドレンサンプ及び格納容器機器ドレンサンプの排水流路を通じてサプレッション・チェンバへ移行することを防止するため，格納容器床ドレン
サンプスリット及び格納容器機器ドレンサンプスリット（高さ
mm，幅
mm，厚さ
mm，材料 ステンレス鋼）は，流入したデブリの冷却及び凝固停止を促進する設計とする。

高さ
幅
厚さ
材料

原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

機器名

原子炉格納施設

格納容器床ドレンサンプ
スリット

原子炉格納施設

格納容器機器ドレンサンプ
スリット

同上

高さ
幅
厚さ
材料

泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）

泡消火薬剤の保有数は，必要な容量として 5 m3 確保し，故障時の予備用として5 m3 の計 10 m3 を保管する。なお，泡消
火薬剤容器（大型ポンプ用）の容量は 1m3/個であり，確保された泡消火薬剤 5 m3
を 1 m3 毎に分け 5 個，予備用の泡消火薬剤 5 m3 を 1 m3 毎に分け 5 個の計 10 個を
保管する。

容量
個数

設定根拠に
関する説明書（別添）

泡混合器

泡混合器は，航空機燃料火災に対応するため，可搬型代替注水大型ポンプ，放水砲及び泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）に接続することで，泡消火薬剤を混合して放水できる設計とする。また，泡混合器の保有数は，航空機燃料火災に対応するため，1 個と故障時の予備として1 個の合計 2 個を保管する。

個数

設定根拠に
関する説明書
（別添）

設置枚数
開放差圧

安全設備及び重大事故等対処設
備が使用される
条件の下における健全性に関する説明書

個数

安全設備及び重大事故等対処設
備が使用される
条件の下における健全性に関する説明書

原子炉格納施設

原子炉格納施設

原子炉格納施設(浸水防護施設と兼用)

原子炉格納施設

原子炉建屋外側ブローアウト
パネル＊

ブローアウトパネル閉止装置

また，主蒸気管破断事故時等には，原子炉建屋原子炉棟内外の差圧による原子炉建屋外側ブローアウトパネル（設置枚数枚，開放差圧kPa 以下）の開放により，溢水防護区画内において蒸気影響を軽減する設計とする。

炉心の著しい損傷が発生し，原子炉建
屋ガス処理系を起動する際に，原子炉建屋外側ブローアウトパネルを閉止する必要がある場合には，中央制御室からブローアウトパネル閉止装置（個数 10）を操作し，容易かつ確実に開口部を閉止できる設計とする。

12

申請対象設備
基本設計方針記載内容
施設区分

機器名

明確にする必要
がある仕様

記載資料名

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-別添 1 R7

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，よう素除去部），圧力開放
板，配管・弁類，計測制御装置等で構成
し，原子炉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経由して，フィルタ装置へ導き，放射性物質を低減させた後に原子炉建屋原子炉棟
屋上に設ける放出口から排出（系統設計
流量 13.4 kg/s（1 Pd において））する
ことで，排気中に含まれる放射性物質の環境への放出量を低減しつつ，原子炉格
納容器内の圧力及び温度を低下できる設計とする。

原子炉格納施設(原子炉冷却系統施設と兼用)

格納容器圧力逃がし装置

原子炉格納容器内に滞留する水素及び酸素を大気へ排出するための重大事
故等対処設備として，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，よう素除去部），圧力開放板，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容
器内雰囲気ガスを不活性ガス系等を経由して，フィルタ装置へ導き，放射性物質を低減させた後に原子炉建屋原子炉
棟屋上に設ける放出口から排出（系統設系統設計流量計流量 13.4 kg/s（1 Pd において））することで，排気中に含まれる放射性物質の環境への排出を低減しつつ，ジルコニ
ウム−水反応及び水の放射線分解等により発生する原子炉格納容器内の水素及び酸素を大気に排出できる設計とする。

原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

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等対処設備として，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，
よう素除去部），圧力開放板，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，原子炉格納容
器内雰囲気ガスを不活性ガス系等を経由して，フィルタ装置へ導き，放射性物質を低減させた後に原子炉建屋原子炉
棟屋上に設ける放出口から放出（系統設
計流量 13.4 kg/s（1 Pd において））することで，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。

原子炉格納施設(原子炉冷却系統施設と兼用)

フィルタ装置フィルタ装置は，排気中に含まれる粒
子状放射性物質，ガス状の無機よう素及び有機よう素を除去できる設計とする。
また，無機よう素をスクラビング水中に捕集・保持するためにアルカリ性の状態（待機状態においてｐＨ13 以上）に維持する設計とする。

13

ｐＨ

原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

申請対象設備
施設区分

原子炉格納施設NT2 補② Ⅴ-1-1-4-別添 1 R7

原子炉格納施設(原子炉冷却系統施設と兼用)

原子炉格納施設(核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設と兼用)

原子炉格納施設

基本設計方針記載内容明確にする必要
がある仕様

記載資料名

移送ポンプ

格納容器圧力逃がし装置は，水の放射線分解により発生する水素がフィルタ
装置内に蓄積することを防止するため，格納容器圧力逃がし装置使用後にフィルタ装置スクラビング水を移送ポンプ（容量 10 m3/h/個，揚程 40 m，個数 1）
によりサプレッション・チェンバへ移送できる設計とする。

容量
揚程
個数

原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

遠隔人力操作機構

格納容器圧力逃がし装置使用時の排出経路に設置される隔離弁は，遠隔人力操作機構（個数 4）によって人力により容易かつ確実に操作が可能な設計とする。

個数

原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

汚濁防止膜（可搬型）

海洋への放射性物質の拡散を抑制するための重大事故等対処設備として，海洋拡散抑制設備は，汚濁防止膜等で構成し，汚濁防止膜（可搬型）は，汚染水が発電所から海洋に流出する 12 箇所（雨水排水路集水桝 9 箇所及び放水路 3 箇所）に設置できる設計とする。
汚濁防止膜（可搬型）は，海洋への放射性物質の拡散を抑制するため，設置場所に応じた高さ及び幅を有する設計とする。必要数は，各設置場所に必要な幅に対して汚濁防止膜を二重に計 2 本設置することとし，雨水排水路集水桝 9 箇所の設置場所に計 18 本（高さ約 3 m，幅約3 m（12 本），高さ約 2 m，幅約 3 m（6本））及び放水路 3 箇所の設置場所に計 6本（高さ約 4 m，幅約 4 m（6 本））の合計 24 本使用する設計とする。また，予備については，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，破れ等の破損時の予備用として各設置場所に対して 2 本の計 24 本を保管することとし，予備を含めた保有数として設置場所 12
箇所分の合計 48 本を保管する。

高さ
幅
個数

設定根拠に
関する説明書（別添）

原子炉建屋地下水排水設備

原子炉本体等を支持する原子炉建屋の耐震性を確保するため，原子炉建屋周囲の地下水を排水できるよう原子炉建
屋地下水排水設備（排水ポンプ（容量 120
m3/h，揚程 50 m，原動機出力 30 kW/個，
個数 2）及び集水ピット水位計（個数 2，
計測範囲 EL.-17〜-7 m））を設置する。

容量
揚程
原動機出力
個数
計測範囲

設定根拠に
関する説明書
（別添）

機器名

14

申請対象設備

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-別添 1 R7

施設区分

基本設計方針記載内容明確にする必要
がある仕様

記載資料名

電圧
電流
母線数

設定根拠に
関する説明書（別添）

機器名

その他発電用原子炉の附属施設(非常用電源設備)

メタルクラッド開閉装置

所内電気設備は，3 系統の非常用母線等（メタルクラッド開閉装置（6900 V，2000 A のものを 2 母線），メタルクラッド開閉装置 HPCS（6900 V，2000 A のものを 1 母線），パワーセンタ（480 V，4000
A のものを 2 母線），モータコントロール
センタ（480 V，800 A のものを 14 母線），
モータコントロールセンタ HPCS（480 V，
800 A のものを 1 母線）
，
動力変圧器
（3333
kVA，6900/480 V のものを 2 個）
，動力変圧器 HPCS（600 kVA，6900/480 V のもの
を 1 個））により構成することにより，共通要因で機能を失うことなく，3 系統のうち 2 系統は電力供給機能の維持及び人の接近性の確保を図る設計とする。

その他発電用原子炉の附属施設(非常用電源設備)

パワーセンタ

同上

電圧
電流
母線数

設定根拠に
関する説明書（別添）

その他発電用原子炉の附属施設(非常用電源設備)

モータコントロールセンタ

同上

電圧
電流
母線数

設定根拠に
関する説明書（別添）

その他発電用原子炉の附属施設(非常用電源設備)

動力変圧器

同上

電圧
容量
個数

設定根拠に
関する説明書（別添）

その他発電用原子炉の附属施設(非常用電源設備)

メタルクラッド開閉装置 HPCS

同上

電圧
電流
母線数

設定根拠に
関する説明書（別添）

その他発電用原子炉の附属施設(非常用電源設備)

モータコントロールセンタ
HPCS

同上

電圧
電流
母線数

設定根拠に
関する説明書（別添）

その他発電用原子炉の附属施設(非常用電源設備)

動力変圧器 HPCS

同上

電圧
容量
個数

設定根拠に
関する説明書（別添）15

申請対象設備
施設区分

基本設計方針記載内容明確にする必要
がある仕様

記載資料名

電圧
電流
個数

設定根拠に
関する説明書（別添）

機器名

緊急用断路器

その他発電用原子炉の附属施設(非常用電源設備)

緊急用メタルクラッド
開閉装置

同上

電圧
電流
個数

設定根拠に
関する説明書（別添）

その他発電用原子炉の附属施設(非常用電源設備)

緊急用動力変圧器

同上

電圧
容量
個数

設定根拠に
関する説明書（別添）

その他発電用原子炉の附属施設(非常用電源設備)

緊急用パワーセンタ

同上

電圧
電流
個数

設定根拠に
関する説明書（別添）

その他発電用原子炉の附属施設(非常用電源設備)

緊急用モータコントロールセンタ

同上

電圧
電流
個数

設定根拠に
関する説明書（別添）

その他発電用原子炉の附属施設(非常用電源設備)

緊急用計装交流主母線盤

同上

電圧
容量
個数

設定根拠に
関する説明書（別添）

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-別添 1 R7

その他発電用原子炉の附属施設(非常用電源設備)

これとは別に上記 3 系統の非常用母線等の機能が喪失したことにより発生する重大事故等の対応に必要な設備に電力を給電する代替所内電気設備として，
緊急用断路器（6900 V，1200 A のものを1 個），緊急用メタルクラッド開閉装置（6900 V，1200 A のものを 1 個）
，緊急用動力変圧器（2000 kVA，6900/480 V のものを 1 個），緊急用パワーセンタ（480V，3000 A のものを 1 個）
，緊急用モータ
コントロールセンタ（480 V，800 A のものを 3 個），可搬型代替低圧電源車接続盤（交流入出力（480 V，1600 A），可搬型整流器交流入力（210 V，600 A），可搬型整流器直流出力（150 V，400 A）のものを 2 個），緊急用計装交流主母線盤（50kVA，480/240-120 V のものを 1 個），緊急用直流 125V 充電器（125 V，700 A のものを 1 個），可搬型整流器用変圧器（150kVA，480/210 V のものを 2 個）
，可搬型
代替直流電源設備用電源切替盤（125 V，
400 A のものを 1 個）
，緊急用直流 125V
主母線盤（125 V，1200 A のものを 1 個），
緊急用直流 125V モータコントロールセンタ（125 V，400 A のものを 1 個），緊急用直流 125V 計装分電盤（125 V，400 Aのものを 1 個），緊急用無停電電源装置，
緊急用無停電計装分電盤（120 V，400 Aのものを 1 個），緊急用電源切替盤（緊急用交流電源切替盤（480 V，65 A のもの
を 2 個），緊急用直流電源切替盤（125 V，
120 A のものを 1 個）
，緊急用直流計装電源切替盤（125 V，50 A のものを 2 個），
緊急用無停電計装電源切替盤（120 V，50
A のものを 1 個））を使用できる設計とする。

16

申請対象設備
施設区分

基本設計方針記載内容明確にする必要
がある仕様

記載資料名

電圧
電流
個数

設定根拠に
関する説明書（別添）

機器名

緊急用電源切替盤

その他発電用原子炉の附属施設(非常用電源設備)

緊急用無停電計装分電盤

同上

電圧
電流
個数

設定根拠に
関する説明書（別添）

その他発電用原子炉の附属施設(非常用電源設備)

緊急用直流 125V 充電器

同上

電圧
電流
個数

設定根拠に
関する説明書（別添）

その他発電用原子炉の附属施設(非常用電源設備)

緊急用直流 125V 主母線盤

同上

電圧
電流
個数

設定根拠に
関する説明書（別添）

その他発電用原子炉の附属施設(非常用電源設備)

緊急用直流 125V モータ
コントロールセンタ

同上

電圧
電流
個数

設定根拠に
関する説明書（別添）

その他発電用原子炉の附属施設(非常用電源設備)

緊急用直流 125V 計装分電盤

同上

電圧
電流
個数

設定根拠に
関する説明書（別添）

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-別添 1 R7

その他発電用原子炉の附属施設(非常用電源設備)

これとは別に上記 3 系統の非常用母線等の機能が喪失したことにより発生する重大事故等の対応に必要な設備に電力を給電する代替所内電気設備として，
緊急用断路器（6900 V，1200 A のものを1 個），緊急用メタルクラッド開閉装置（6900 V，1200 A のものを 1 個）
，緊急用動力変圧器（2000 kVA，6900/480 V のものを 1 個），緊急用パワーセンタ（480V，3000 A のものを 1 個）
，緊急用モータ
コントロールセンタ（480 V，800 A のものを 3 個），可搬型代替低圧電源車接続盤（交流入出力（480 V，1600 A），可搬型整流器交流入力（210 V，600 A），可搬型整流器直流出力（150 V，400 A）のものを 2 個），緊急用計装交流主母線盤（50kVA，480/240-120 V のものを 1 個），緊急用直流 125V 充電器（125 V，700 A のものを 1 個），可搬型整流器用変圧器（150kVA，480/210 V のものを 2 個）
，可搬型
代替直流電源設備用電源切替盤（125 V，
400 A のものを 1 個）
，緊急用直流 125V
主母線盤（125 V，1200 A のものを 1 個），
緊急用直流 125V モータコントロールセンタ（125 V，400 A のものを 1 個），緊急用直流 125V 計装分電盤（125 V，400 Aのものを 1 個），緊急用無停電電源装置，
緊急用無停電計装分電盤（120 V，400 Aのものを 1 個），緊急用電源切替盤（緊急用交流電源切替盤（480 V，65 A のもの
を 2 個），緊急用直流電源切替盤（125 V，
120 A のものを 1 個）
，緊急用直流計装電源切替盤（125 V，50 A のものを 2 個），
緊急用無停電計装電源切替盤（120 V，50
A のものを 1 個））を使用できる設計とする。

17

申請対象設備

明確にする必要
がある仕様

記載資料名

緊急時対策所用発電機（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。
））は，緊急時対策所用メタルクラッド開閉装置（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。
））（6900 V，1200 A のものを 1 個）
，緊急時対策所用動力変圧器（東海，東海第二発電所共用）（1400 kVA，6900/480 V のものを 1 個），緊急時対策所用パワーセ
ンタ（東海，東海第二発電所共用）（480
V，1800 A のものを 1 個）
，緊急時対策所
用モータコントロールセンタ（東海，東海第二発電所共用）（480 V，1200 A 及び
210 V，800 A のものを 2 個）
，緊急時対策所用 100V 分電盤（東海，東海第二発電
その他発電用
緊急時対策所用
所共用）（105 V，800 A のものを 2 個及原子炉の附属施設
メタルクラッド開閉装置
び 105 V，400 A のものを 1 個）
，緊急時
(非常用電源設備) （東海，東海第二発電所共用）
対策所用直流 125V 主母線盤（東海，東海
第二発電所共用）（125 V，1200 A のもの
を 1 個），緊急時対策所用直流 125V 分電盤（東海，東海第二発電所共用）（125 V，
800 A のものを 1 個）を経由して緊急時
対策所非常用送風機（東海，東海第二発
電所共用），衛星電話設備（固定型）（東海，東海第二発電所共用），統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設
備（テレビ会議システム，ＩＰ電話，Ｉ
Ｐ−ＦＡＸ）（東海，東海第二発電所共用）及び安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）等へ給電できる設計とす
る。

電圧
電流
個数

設定根拠に
関する説明書（別添）

その他発電用
緊急時対策所用動力変圧器
原子炉の附属施設（東海，東海第二発電所共用）(非常用電源設備)

同上

電圧
容量
個数

設定根拠に
関する説明書（別添）

その他発電用
緊急時対策所用パワーセンタ
原子炉の附属施設（東海，東海第二発電所共用）(非常用電源設備)

同上

電圧
電流
個数

設定根拠に
関する説明書（別添）

その他発電用
緊急時対策所用モータ
原子炉の附属施設
コントロールセンタ(非常用電源設備) （東海，東海第二発電所共用）

同上

電圧
電流
個数

設定根拠に
関する説明書（別添）

その他発電用
緊急時対策所用 100V 分電盤
原子炉の附属施設（東海，東海第二発電所共用）(非常用電源設備)

同上

電圧
電流
個数

設定根拠に
関する説明書（別添）

その他発電用
緊急時対策所用直流 125V
原子炉の附属施設
主母線盤(非常用電源設備) （東海，東海第二発電所共用）

同上

電圧
電流
個数

設定根拠に
関する説明書（別添）

その他発電用
緊急時対策所用直流 125V
原子炉の附属施設
分電盤(非常用電源設備) （東海，東海第二発電所共用）

同上

電圧
電流
個数

設定根拠に
関する説明書（別添）

基本設計方針記載内容

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-別添 1 R7

施設区分

機器名

18

申請対象設備
施設区分

基本設計方針記載内容明確にする必要
がある仕様

記載資料名

電圧
電流
個数

設定根拠に
関する説明書（別添）

機器名

可搬型代替低圧電源車接続盤

その他発電用原子炉の附属施設(非常用電源設備)

可搬型代替直流電源設備用
電源切替盤

同上

電圧
電流
個数

設定根拠に
関する説明書（別添）

その他発電用原子炉の附属施設(非常用電源設備)

可搬型整流器用変圧器

同上

電圧
容量
個数

設定根拠に
関する説明書（別添）

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-別添 1 R7

その他発電用原子炉の附属施設(非常用電源設備)

これとは別に上記 3 系統の非常用母線等の機能が喪失したことにより発生する重大事故等の対応に必要な設備に電力を給電する代替所内電気設備として，
緊急用断路器（6900 V，1200 A のものを1 個），緊急用メタルクラッド開閉装置（6900 V，1200 A のものを 1 個）
，緊急用動力変圧器（2000 kVA，6900/480 V のものを 1 個），緊急用パワーセンタ（480V，3000 A のものを 1 個）
，緊急用モータ
コントロールセンタ（480 V，800 A のものを 3 個），可搬型代替低圧電源車接続盤（交流入出力（480 V，1600 A），可搬型整流器交流入力（210 V，600 A），可搬型整流器直流出力（150 V，400 A）のものを 2 個），緊急用計装交流主母線盤（50kVA，480/240-120 V のものを 1 個），緊急用直流 125V 充電器（125 V，700 A のものを 1 個），可搬型整流器用変圧器（150kVA，480/210 V のものを 2 個）
，可搬型
代替直流電源設備用電源切替盤（125 V，
400 A のものを 1 個）
，緊急用直流 125V
主母線盤（125 V，1200 A のものを 1 個），
緊急用直流 125V モータコントロールセンタ（125 V，400 A のものを 1 個），緊急用直流 125V 計装分電盤（125 V，400 Aのものを 1 個），緊急用無停電電源装置，
緊急用無停電計装分電盤（120 V，400 Aのものを 1 個），緊急用電源切替盤（緊急用交流電源切替盤（480 V，65 A のもの
を 2 個），緊急用直流電源切替盤（125 V，
120 A のものを 1 個）
，緊急用直流計装電源切替盤（125 V，50 A のものを 2 個），
緊急用無停電計装電源切替盤（120 V，50
A のものを 1 個））を使用できる設計とする。

19

申請対象設備

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-別添 1 R7

施設区分

基本設計方針記載内容明確にする必要
がある仕様

記載資料名

電圧
電流
個数

設定根拠に
関する説明書（別添）

機器名

その他発電用原子炉の附属施設(非常用電源設備)

直流 125V 主母線盤

所内常設直流電源設備は，125V 系蓄電
池 A 系・B 系，電路，計測制御装置等で構成し，125V 系蓄電池 A 系・B 系は，直流 125V 主母線盤 2A・2B（125 V，1200 Aのものを 2 個），直流 125V モータコント
ロールセンタ（125 V，600 A のものを 2個）及び非常用無停電計装分電盤（120 V，
400 A のものを 2 個）へ電力を供給できる設計とする。

その他発電用原子炉の附属施設(非常用電源設備)

直流 125V モータ
コントロールセンタ

同上

電圧
電流
個数

設定根拠に
関する説明書（別添）

その他発電用原子炉の附属施設(非常用電源設備)

非常用無停電計装分電盤

同上

電圧
電流
個数

設定根拠に
関する説明書（別添）

直流 125V 主母線盤 HPCS

非常用直流電源設備のうち 125V 系蓄電池 HPCS 系は，直流 125V 主母線盤 HPCS
（125 V，800 A のものを 1 個）へ接続することで，高圧炉心スプレイ系ディーゼ
ル発電機の起動信号及び初期励磁並びにメタルクラッド開閉装置 HPCS の制御回路等の高圧炉心スプレイ系の負荷に電力を供給できる設計とする。

電圧
電流
個数

設定根拠に
関する説明書（別添）

直流±24V 中性子モニタ用
分電盤

非常用直流電源設備のうち，中性子モ
ニタ用蓄電池 A 系・B 系は，直流±24V 中性子モニタ用分電盤（±24 V，50 A のものを 2 個）へ接続することで，起動領域
計装に電力を供給できる設計とする。

電圧
電流
個数

設定根拠に
関する説明書（別添）

その他発電用原子炉の附属施設(非常用電源設備)

その他発電用原子炉の附属施設(非常用電源設備)

20申請対象設備
基本設計方針記載内容
施設区分

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-別添 1 R7

その他発電用原子炉の附属施設(浸水防護施設)

その他発電用原子炉の附属施設(浸水防護施設)

機器名

取水ピット水位計

津波監視設備のうち取水ピット水位計は，所内常設直流電源設備から給電
し，T.P. -7.8 m〜T.P. +2.3 m を計測範囲として，非常用海水ポンプが設置された取水ピットの下降側の水位を中央制
御室及び緊急時対策所から監視可能な設計とする。また，取水ピット水位計は取水ピットの北側と南側にそれぞれ 1 個ずつ計 2 個を多重化して設置し，漂流物の衝突に対する防止策・緩和策を講じる設計とする。

潮位計

津波監視設備のうち潮位計は，所内常設直流電源設備から給電し，T.P. -5.0 m〜T.P. +20.0 m を計測範囲として，津波の上昇側の水位を中央制御室及び緊急時対策所から監視可能な設計とする。また，潮位計は取水口入口近傍の北側と南側にそれぞれ 1 個ずつ計 2 個を多重化して設置し，漂流物の衝突に対する防止策・緩和策を講じる設計とする。
津波監視設備のうち潮位計は，所内常設直流電源設備から給電し，計測範囲はT.P.-5.0 m〜T.P.+20.0 m であり，敷地に遡上する津波の第 1 波は，一時的に計測範囲を超えるが，その後も津波の上昇
側の水位を中央制御室及び緊急時対策
所から監視可能な設計とする。また，潮位計は取水口入口近傍の北側と南側にそれぞれ 1 個ずつ計 2 個を多重化して設置し，漂流物の衝突に対する防止策・緩和策を講じる設計とする。

明確にする必要
がある仕様

記載資料名

環境測定装置の取付箇所を明示
した図面
津波監視設備個数
計測範囲

発電用原子炉施
設の自然現象等による損傷の防止に関する説明書

環境測定装置の取付箇所を明示
した図面
津波監視設備個数
計測範囲

海水ポンプエリア外及びタービン建
屋内における循環水管の伸縮継手の破損による溢水量低減については，循環水管の伸縮継手の破損箇所からの溢水を早期に自動検知し，隔離（地震起因による伸縮継手の破損の場合は自動隔離，それ以外は中央制御室からの遠隔手動隔
自動隔離時間離）を行うために，循環水系隔離システ
ム（漏えい検知器，循環水ポンプ出口弁，
復水器水室出入口弁，検知制御盤及び検知監視盤）を設置する。隔離信号発信後分以内に循環水ポンプ及び循環水ポン
プ出口弁，復水器水室出入口弁を自動隔離する設計とする。

発電用原子炉施
設の自然現象等による損傷の防止に関する説明書

その他発電用原子炉の附属施設(浸水防護施設)

循環水系隔離システム（検知器制御盤及び検知監視盤）

その他発電用原子炉の附属施設(浸水防護施設)

循環水系隔離システム（漏えい検知器）

同上

自動隔離時間

発電用原子炉施設の溢水防護に関する説明書その他発電用原子炉の附属施設(浸水防護施設)

循環水系隔離システム（循環水ポンプ出口弁及び復水器水室出入口弁）

同上

自動隔離時間

発電用原子炉施設の溢水防護に関する説明書21

発電用原子炉施設の溢水防護に関する説明書

申請対象設備
基本設計方針記載内容
施設区分

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-別添 1 R7

その他発電用原子炉の附属施設(浸水防護施設)

機器名

可撓継手（循環水管伸縮継手）

明確にする必要
がある仕様

記載資料名

さらに，海水ポンプエリア外の循環水管については，伸縮継手を可撓継手構造
発電用原子炉施に取替え，継手部のすき間（合計mm
継手部のすき間 設の溢水防護に以下）を設定する設計とすることで，破関する説明書損箇所からの溢水量を低減する設計とする。

その他発電用原子炉の附属施設(浸水防護施設)

自動検知・遠隔隔離システム（検知制御盤・監視盤）

漏えい蒸気の影響により，防護すべき設備が要求される機能を損なうおそれがある場合は，漏えい蒸気影響を緩和するための対策を実施する。具体的には，蒸気の漏えいを早期に自動検知し，直ちに自動隔離を行うために，自動検知・遠隔隔離システム（温度検出器，蒸気遮断
弁，検知制御・監視盤）を設置する。所内蒸気系統に設置する蒸気遮断弁は，隔離信号発信後秒以内に自動隔離する設計とする。

その他発電用原子炉の附属施設(浸水防護施設)

自動検知・遠隔隔離システム（温度検出器）同上

蒸気遮断弁
自動隔離時間

発電用原子炉施設の溢水防護に関する説明書その他発電用原子炉の附属施設(浸水防護施設)

自動検知・遠隔隔離システム（蒸気遮断弁）同上

蒸気遮断弁
自動隔離時間

発電用原子炉施設の溢水防護に関する説明書その他発電用原子炉の附属施設(浸水防護施設)

防護カバー

蒸気遮断弁
自動隔離時間

発電用原子炉施設の溢水防護に関する説明書

蒸気の漏えいの自動検知及び自動遠隔隔離だけでは防護すべき設備が要求される機能を損なうおそれがある配管
設定根拠に破断想定箇所には，防護カバーを設置 配管とのすき間 関する説明書
し，防護カバーと配管のすき間（両側合（別添）
計mm 以下）を設定することで漏えい
蒸気影響を緩和する設計とする。

また，原子炉建屋原子炉棟 6 階の大物
機器搬入口開口部及び燃料輸送容器搬出口開口部に関して，キャスク搬出入時における原子炉建屋原子炉棟溢水拡大
防止堰 6-4（鋼板部）の取り外しの運用
その他発電用並びに原子炉建屋原子炉棟 6 階の残留熱
原子炉の附属施設 原子炉建屋原子炉棟止水板 6-1 除去系Ａ系及びＢ系の熱交換器ハッチ(浸水防護施設)
開口部に関して，ハッチを開放する場合
における原子炉建屋原子炉棟止水板 6-1（高さm 以上）及び原子炉建屋原
子炉棟止水板 6-2（高さm 以上）の設置の運用を保安規定に定めて管理する。

高さ

発電用原子炉施設の溢水防護に関する説明書その他発電用原子炉の附属施設 原子炉建屋原子炉棟止水板 6-2(浸水防護施設)

高さ

発電用原子炉施設の溢水防護に関する説明書

同上22

申請対象設備

明確にする必要
がある仕様

記載資料名

緊急時対策所内の酸素濃度及び二酸
化炭素濃度が活動に支障がない範囲にあることを把握できるよう酸素濃度計（東海，東海第二発電所共用）（個数 1（予備 1））及び二酸化炭素濃度計（東海，東海第二発電所共用）（個数 1（予備 1））を
その他発電用
酸素濃度計
保管する設計とするとともに，室内への原子炉の附属施設（東海，東海第二発電所共用） 希ガス等の放射性物質の侵入を低減又(緊急時対策所)は防止するための確実な判断ができる
よう放射線量を監視，測定するため，さらに緊急時対策所加圧設備による加圧判断のために使用する緊急時対策所エ
リアモニタ及び可搬型モニタリング・ポ
ストを保管する設計とする。

個数

緊急時対策所の機能に関する説
明書

その他発電用二酸化炭素濃度計
原子炉の附属施設（東海，東海第二発電所共用）(緊急時対策所)

個数

緊急時対策所の機能に関する説
明書

基本設計方針記載内容

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-別添 1 R7E

施設区分

機器名

同上

注記 ＊：兼用先の要求のみにより，性能・機能に対し，基本設計方針で仕様を明確にする必要がある設備。

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