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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-159 改 18

提出年月日

平成 30 年 10 月 2 日

NT2 補② Ⅴ-1-1-8-1 R17

Ⅴ-1-1-8-1 溢水等による損傷防止の基本方針

NT2 補② Ⅴ-1-1-8-1 R17

目次
1.

概要

1

2.

溢水等による損傷防止の基本方針

1

2.1 防護すべき設備の設定

32.2 溢水評価条件の設定

3

2.3 溢水評価及び防護設計方針

6

2.4 溢水防護に関する施設の設計方針

11

3.

15

適用規格

1.

概要
本資料は，「実 用発 電用 原子炉及びその附属施設の技術基準に関す る規則」（以下「技術基準規則 」とい う 。 ）第 12条及 び第54条並びに「実用発電用原子炉及びその附属 施設の技術基準 に関す る 規 則の 解釈」（以下「 解釈」という。）に適合する設計とする た め，
設計基準対 象施設 及 び 重大 事故等 対処設備が発電所施設内における溢水の発生によ りその要求され る機能 を 損 なう おそれ がある場合に，防護処置その他の適切な処置を講 じることを説明 するも の で ある 。

2.

溢水等 による損 傷 防止の基本方針「原子力発 電所 の内 部 溢水 影響評 価ガイド」 （以下「評価ガイド」という。） を 踏まえて，溢水 防護に 係 る 設計 時に発 電用原子炉施設内で発生が想定される溢水の影響 を評
価（以下「 溢水評 価 」 とい う。） し，運転状態にある場合は発電用原子炉施設内に おける溢水が発 生した 場 合 にお いても ，発電用原子炉を高温停止及び引き続き低温停止 する

NT2 補② Ⅴ-1-1-8-1 R17ことができ ，並び に 放 射性 物質の 閉じ込め機能を維持できる設計とする。また，停 止状
態にある場 合は， 引 き 続き その状 態を維持できる設計とする。さらに，使用済燃料 プールにおいて は，使 用 済 燃料 プール の冷却機能及び使用済燃料プールへの給水機能を 維持できる設計 とする 。 ま た， 「発電 用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針 」を踏まえ，溢 水によ り 発 生し 得る原 子炉外乱及び溢水の原因となり得る原子炉外乱を 抽出
し，主給水 流量喪 失 ， 原子 炉冷却 材喪失等の運転時の異常な過渡変化又は設計基準 事故の対処に必 要な機 器 の 単一 故障を 考慮しても異常状態を収束できる設計とする。
これらの機 能を 維持 す るた めに必 要な設備（ 以下「溢水防護対象設備」という 。 ）が発生を想定 する没 水 ， 被水 及び蒸 気の影響を受けて，要求される機能を損なうおそ れがない設計（ 多重性 又 は 多様 性を有 する設備が同時にその安全機能を損なわない設計 ）とする。重大 事故等 対 処 設備 につい ては，溢水影響を受けて設計基準事故対処設備並 びに
使用済燃料 プール の 冷 却設 備及び 給水設備（以下「設計基準事故対処設備等」という。）
又は同様の 機能を 有 す る重 大事故 等対処設備と同時に機能を損なうおそれがないよ う，
被水及び蒸 気影響 に 対 して は可能 な限り設計基準事故対処設備等又は同様の機能を 有す
る重大事故 等対処 設 備 との 位置的 分散を図り，没水の影響に対しては溢水水位を考 慮した位置に設 置又は 保 管 する 。
溢水 防 護 対 象 設 備 及 び 重 大 事 故 等 対処 設備 を 防護 すべ き 設備 とし ， 設 定 方針 を 「 2.1
防護すべき 設備の 設 定 」に 示す。
溢水評価を 実施 する に 当た り，溢 水源及び溢 水量を，想定する機器の破損等に よ り生
じる溢水（ 以下「 想 定 破損 による 溢水」という。），発電所内で生じる異常状態（ 火災を含む。） の拡大 防 止 のた めに設 置される系統からの放水による溢水（以下「消火 水の放水による 溢水」 と い う。 ）並び に地震に起因する機器の破損及び使用済燃料プー ル等のスロッシ ングに よ り 生じ る溢水 （以下「地震起因による溢水」という。）を踏ま え設
1

定する。な お，施 設 定 期検 査中に おいては，使用済燃料プール，原子炉ウェル及び ドラ
イヤセパレ ータプ ー ル のス ロッシ ングにより生じる溢水を踏まえ溢水源及び溢水量 を設定する。そ の他の 要 因 によ る溢水 として，地下水の流入，地震以外の自然現象，機 器の誤作動等に より生 じ る 溢水 （以下 「その他の溢水」という。）を考慮し，溢水源及 び溢
水量を設定 する。
溢水防護に 対す る評 価 対象 区画（ 以下「溢水 防護区画」という。）及び溢水経 路 は，溢水防護区 画内外 で 発 生を 想定す る溢水に対して，当該区画内の溢水水位が最も高 くなるように設 定する 。溢 水源 ，溢水量，溢水 防護区画及び溢水経路 の設定方針を「2.2

溢水評価条件 の設定 」 に 示す 。
溢水評価で は， 没水 ， 被水 及び蒸 気の影響を 受けて要求される機能を損なうお そ れがある防護す べき設 備 に 対し て，溢 水影響評価を実施し，必要に応じて防護対策を実 施する。具体的 な 評価及 び 防護設計方針を，「 2.3.1

防護すべき設備を内包する建屋内 及びエリア内で 発生す る 溢 水に 関する 溢水評価及び防護設計方針」のうち「(1)NT2 補② Ⅴ-1-1-8-1 R17に対する評 価及び 防 護 設計 方針」 ，「(2)及び「(3)

没水の 影響被水の影響に対する評価 及び防護設計方針」

蒸気影 響に 対する評価及び防護設計方針」に示す。

使用済燃料 プー ルの 機 能維 持に関 しては，発 生を想定する溢水の影響を受けて ， 使用済燃料プー ル冷却 系 統 及び 給水系 統が要求される機能を損なうおそれがないことを 評価する。具体 的 な評価 及 び防護設計方針を，「2.3.2

使用済燃料プールの機能維持に 関する評価及び 防護設 計 方 針」 に示す 。
溢水防護区 画を 内包 す る建 屋外か ら溢水が流 入するおそれがある場合には，防 護 対策により溢水 の流入 を 防 止す る。具体的な評価及び防護設計方針を，「2.3.3

防護す べき設備を内包 する建 屋 外 及び エリア 外で発生する溢水に関する溢水評価及び防護設計 方針 」に示す。
発電用原子 炉施 設内 の 放射 性物質 を含む液体 を内包する容器，配管その他の設 備 （ポンプ，弁， 使用済 燃 料 プー ル，サ イトバンカプール，原子炉ウェル，ドライヤセパ レー
タプール） から放 射 性 物質 を含む 液体があふれ出るおそれがある場合において，放 射性物質を含む 液体が 管 理 区域 外へ漏 えいすることを防止する設計とする。管理区域外 への漏え い 防 止 に 関 す る 評 価 及 び 防 護 設 計 方針 を 「2.3.4

放 射 性 物質 を 含 ん だ 液 体 の 管 理

区域外への 漏えい 防 止 に関 する溢 水評価及び防護設計方針」に示す。
防護すべき 設備 が発 生 を想 定する 溢水により 要求される機能を損なうおそれが あ る場
合，又は放 射性物 質 を 含む 液体が 管理区域外に漏えいするおそれがある場合には， 防護対策その他 の適切 な 処 置を 実施す る。発生を想定する溢水から防護すべき設備を防 護するための施 設（以 下 「 溢水 防護に 関する施設」という。）について，実施する防護 対策
その他の適 切な処 置 の 設計 方針を 「2.4溢水防護に関する施設の設 計方針」に示す。

原子炉建屋 原子 炉棟 6階 については，原子炉建屋原子炉棟6階で発生した溢水が， 原子
炉建屋原子 炉棟内 の 東 側の 区画へ 流下しない設計とする。また，発生した溢水は流 下開
2口により西 側の区 画 へ 流下 する設 計とする。
施設定期検 査時 につ い ては ，使用 済燃料プー ル，原子炉ウェル及びドライヤセ パ レー
タプールの スロッ シ ン グに より発 生する溢水をそれぞれのプール等へ戻すことで， 原子
炉建屋原子 炉棟6階 より も下層階に流下させない設計とし，原子炉建 屋原子炉棟6階 よりも下層階に 設置さ れ る 防護 すべき 設備がその機能を損なうおそれがない設計とする 。
溢水評価条 件の 変更 に より 評価結 果が影響を 受けないことを確認するために， 溢 水防
護区画にお いて，各 種設 備の追加及び資機材の持込みにより評価条件 としている 溢水源，
溢水経路及 び滞留 面 積 等に 見直し がある場合は，溢水評価への影響確 認を行うこととし，
保安規定に 定めて 管 理 する 。

2.1

防護す べき設 備の 設定
評価ガイド を 踏まえ ， 以 下のとおり溢水防 護対象設備を設定する。

(1)「発電 用軽 水型 原 子炉施設の安全機能の重要度分類に関する審 査指針」に おける

NT2 補② Ⅴ-1-1-8-1 R17

分類のクラ ス１,２ に 属 する構築物，系統及び機器に加え，安全評価 上その機 能を期待するク ラス３ に 属 する構築物 ，系統及び機器のうち，以下の機能を達成す るた
め の 重 要 度 の 特 に 高 い 安全 機 能を 有す る 系 統 が， そ の安 全機 能 を 適 切 に 維 持 す る
ために必要 な設備 。
・運 転状態 にある場 合 には，原子炉を高温停 止及び，引き続き低温 停止することができ，並 び に放射 性 物質の閉じ込め機能 を維持するための設備。
・停止状態 にある場 合 は引き続きその状態 を維持する設備。
(2)

使用済燃料プールの冷却機能及び使用済燃料プールへの給水機能を適切に維持するために 必 要な設 備
また，重大 事故等対 処 設備についても溢水 から防護すべき設備として設定す る。
防護すべき 設 備の設 定 の 具体的な内容を添 付書類「Ⅴ-1-1-8-2

防護すべき設 備の設定」に示 す 。

2.2
(1)

溢水評 価条件 の設 定
溢水源 及び 溢 水量 の設定
溢水源及び 溢水量は ， 想定破損による溢水 ，消火水の放水による溢水及び地 震起
因による溢 水 を踏ま え 設 定する。また，そ の他の溢水も評価する。
想定破損に よる溢水 で は，評価ガイドを参 照し，高エネルギー配管は「完全 全周破断」，低 エ ネルギ ー 配 管は「配管内径の 1／2の長さと配管肉厚の1／2の幅を 有す
る貫通クラ ッ ク（以 下 「 貫通クラック」と いう。）」の破損を想定した評価と し，想定する破 損 箇所は 溢 水 影響が最も大きく なる位置とする。
ただし，高 エネルギ ー 配管については，タ ーミナルエンドを除き，応力評価 の結果により， 以 下のと お り 破損形状を想定す る。
3

・原子炉冷 却 材圧力バ ウンダリ及び原子炉格納容器バウンダリの 配管であれば 発生応力が許 容 応力の 0.8倍以下であれば破損を想定しない。
・原子炉冷 却 材圧力バ ウンダリ及び原子炉格納容器バウンダリ以 外の配管であ れば発生応力 が 許容応 力 の0.4倍を超え0.8倍 以下であれば「貫通クラック」による溢水を想 定 した評 価 とし，0.4倍以下であれば破損は想定しない。
低 エ ネ ル ギ ー 配 管 に つ い て は ， 配 管 の発 生 応 力が 許 容応 力 の 0.4倍 以下 で あ れ ば破損は想定 し ない。
具体的には ，高エネ ル ギー配管のうち，原 子炉冷却材圧力バウンダリ及び原 子炉
格納容器バ ウ ンダリ 以 外 の配管である原子 炉隔離時冷却系蒸気配管及び原子炉 建屋
廃棄物処理 棟 の所内 蒸 気 配管の一般部（1Bを超える。）は，発生応力が許容応 力の0.8倍以下を 確保す る設 計とし，
「 貫通クラック」による溢水を想定し た評価とす る。
破 損 を 想 定 し な い 低 エ ネ ル ギ ー配 管 は発 生 応 力 が 許 容応 力 の0.4倍 以 下 を 確 保 す る
NT2 補② Ⅴ-1-1-8-1 R17設計とする 。
発生応力と 許容応力 の 比較により破損形状 の想定を行う原子炉隔離時冷却系 蒸気
配管及び原 子 炉建屋 廃 棄 物処理棟の所内蒸 気配管の一般部（1Bを超える。）及 び破損を想定し な い低エ ネ ル ギー配管は，評価 結果に影響するような配管減肉がな いことを確認す る ために ， 継 続的な肉厚管理を 実施することとし，保安規定に定め て管理する。
また，高エ ネルギー 配 管として運転してい る時間の割合が，当該系統の運転 している時間の2 ％又は プ ラ ント運転期間の1 ％より小さいことから低エネルギー 配管とする系統 （ ほう酸 水 注 入系，残留熱除去 系，残留熱除去系海水系，高圧炉心 スプ
レイ系，低 圧 炉心ス プ レ イ系及び原子炉隔 離時冷却系）については，運転時間 実績
管理を実施 す ること と し ，保安規定に定め て管理する。
消火水の放 水による 溢 水では，消火活動に 伴う消火栓からの放水量を溢水量 として設定する 。 消火栓 以 外 の設備である発電 所内で生じる異常状態（火災を含む 。）の拡大防止 の ために 設 置 されるスプリンク ラ及び格納容器スプレイ系統からの 溢水については ， 防護す べ き 設備が溢水影響を 受けない設計とする。具体的には， 防護すべき設備 が 設置さ れ る 建屋には，スプリ ンクラは設置しない設計とする。格 納容器スプレイ 系 統の作 動 に より発生する溢水 については，原子炉絡納容器内の防 護すべき設備が 要 求され る 機 能を損なうおそれ がない設計とし，詳細は 添付書類「 Ⅴ-11-6

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 」の「 2.3

環境条件等」に示す 。また，格納容器スプ レイ系統は ，作動

信号系の単 一 故障に よ り 誤作動しないよう に設計されることから，誤作動によ る溢水は想定し な い。
地震起因に よる溢水 で は，流体を内包する ことで溢水源となり得る機器のう ち，4基 準 地 震 動 Ｓ ｓ に よ る 地 震力 により破 損する お それがあ る機 器 から の漏水 及 び 使 用済燃料プー ル のスロ ッ シ ングによる漏水を 溢水源として設定する。施設定期検 査中においては ， 使用済 燃 料 プール，原子炉ウ ェル及びドライヤセパレータプール のス
ロッシング に よる漏 水 を 溢水源として設定 する。廃棄物処理建屋においては， 耐震
重要度分類 に 応じた 要 求 される地震力によ るサイトバンカプールのスロッシン グによる漏水を 溢 水源と し て 設定する。
その際，配 管につい て は破断形状として完 全全周破断を考慮した溢水流量， 容器については 全 保有水 量 の 流出を考慮する。 使用済燃料プール，原子炉ウェル及 びド
ライヤセパ レ ータプ ー ル のスロッシングに よる溢水量の算出に当たっては，基 準地
震 動 Ｓ ｓ に よ り 生 じ る ス ロッシン グに てプ ー ル 外へ漏えいす る溢水 量を考 慮 す る 。
耐 震 Ｓ ク ラ ス 機 器 に つ い ては，基 準地 震 動Ｓ ｓ による地 震力 によっ て破損 は 生 じ ないことから 溢 水源と し て 想定しない。また ，耐震Ｂ，Ｃクラス機器のうち，耐 震対策 工 事 の 実 施 あ る い は 設 計上の裕 度の 考 慮に より ，基準地震 動Ｓ ｓ による 地 震 力 に
NT2 補② Ⅴ-1-1-8-1 R17

対して耐震 性 が確保 さ れ ているものについ ては溢水源として想定しない。
溢水量の算 出に当た っ ては，漏水が生じる とした機器のうち防護すべき設備 への溢水の影響 が 最も大 き く なる位置で漏水が 生じるものとして評価する。
溢水量の設 定におい て ，隔離による漏えい 停止を期待する場合には，漏えい 停止
までの適切 な 隔離時 間 を 考慮し，配管の破 損箇所から流出した漏水量と隔離後 の溢水量として 隔 離範囲 内 の 系統の保有水量を 合算して設定する。ここで漏水量は ，配管の破損箇 所 からの 流 出 流量に隔離時間を 乗じて設定する。なお，手動による 漏え
い停止の手 順 は，保 安 規 定に定めて管理す る。
溢 水 量 の 算 出 に 当 た っ て は，配管 の保有水 量に10 ％の保守 性を考慮 した 設 計 とする。
その他の溢 水につい て は，地下水の流入， 降水，屋外タンクの竜巻による飛 来物の衝突によ る 破損を 伴 う 漏えい等の地震以 外の自然現象により発生する溢水及 び機器の誤作動 等 による 漏 え い事象を想定し， これらの溢水についても防護すべき 設備が溢水の影 響 を受け て 要 求される機能を損 なうおそれがない設計とする。
溢水源及び 溢水量の 設 定の具体的な内容を 添付書類「Ⅴ-1-1-8-3の設定」の う ち「2.

(2)溢水評価 条件

溢 水源及び溢水量の 設定」に示す。

溢水防 護区 画 及び 溢水経路の設定
溢水防護区 画は，防 護 すべき設備が設置さ れているすべての区画並びに中央 制御室及び現場 操 作が必 要 な 設備へのアクセス 通路について設定する。
溢水防護区 画は壁， 扉 ，堰，床段差等又は それらの組み合わせによって他の 区画と分離され る 区画と し て 設定する。
溢水経路は ，溢水防 護 区画内外で発生を想 定する溢水に対して，当該区画内 の溢5水水位が最 も 高くな る よ うに設定する。消火活動により区画の扉を開 放する場合 は，開放した扉 か らの消 火 水 の伝播を考慮した 溢水経路とする。また，壁貫通部止 水処
置は，火災 に より機 能 を 損なうおそれがな い設計とする。
また，溢水 経路を構 成 する水密扉について は，閉止状態を確実にするために ，中央制御室に お ける閉 止 状 態の確認，開放後 の確実な閉止操作及び閉止されてい ない
状態が確認 さ れた場 合 の 閉止操作の手順書 の整備を行うこととし，保安規定に 定めて管理する 。
また，原子 炉建屋原 子 炉棟6階については ，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，並びに原子炉建屋原子炉棟6階の残留熱除去 系Ａ系及びＢ系 の 熱交換 器 ハ ッチ開口部に関し て，ハッチを開放する前には原子炉 建屋
原子炉棟止 水 板6-1及び 原子炉建屋原子炉棟止水板6-2の設置並びにその他の流 下経路（床ファ ン ネル及 び 流 下開口）の閉止措 置を行い，溢水が下層階へ流下する こと
NT2 補② Ⅴ-1-1-8-1 R17を防止する 設 計とす る 。 また，この堰，止 水板の設置及び流下経路の閉止措置 に係る運用は保 安 規定に 定 め て管理する。
現場操作が 必要な設 備 へのアクセス通路に ついて，最終的な滞留水位が200 mmより高くなる 区 画には 想 定 される水位に応じ て必要な高さの歩廊を設置し，アク セスに影響のな い 措置を 講 じ る。
溢水防護区 画及び溢 水 経路の設定の具体的 な内容を添付書類「Ⅴ-1-1-8-3
評価条件の 設 定」の う ち 「3.

2.3

溢水

溢水防護区 画及び溢水経路の設定」に示す。

溢水評 価及び 防護 設計方針

2.3.1

防護すべき設備を内包する建屋内及びエリア内で発生する溢水に関する溢水評価及び防 護設計方 針(1)

没水の 影 響に 対す る評価及び防護設計方針
発生を想定 する溢 水 量，溢水防護区画及び溢水経路から算出される溢 水水位と ，防護すべき 設備が要 求 される機能を損なう おそれがある高さ（以下「機能喪 失高さ」という 。）を評 価 し，防護すべき設備 が没水の影響により要求される機 能を損なうおそ れがない こ とを評価する。
また，溢水 の流入 状 態，溢水源か らの距離，人のアクセス等による一時的な水位変動を考 慮し，機 能喪失高さは，溢水水位 に対して裕度を 確保する設計とす る。
具体的には ，防護す べ き設備の機能喪失高 さが溢水防護区画ごとに算出され る溢
水水位に対 して一律 100 mm以上の裕度を確 保する設計とす る。
さらに，区 画の床 勾 配による床面 高さのばらつきを考慮し，評価に用いる溢水
水位に一律 100 mmの 裕 度を確保する設計と する。
防護すべき 設備が 溢 水による水位 に対し機能喪失高さを確保できないおそれが6

ある場合は ，溢水水 位 を上回る高さまで， 止水性を維持する壁，扉，蓋，堰 ，逆流防止装置 又は貫通 部 止水処置により溢水 伝播を防止する対策を実施する。
止水性を維 持する 溢 水防護に関す る施設については，試験又は机上評価にて止水性を確認 する設計 と する。
重大事故等 対処設 備 については， 溢水水位を踏まえた位置に設置又は保管することで，没 水影響に よ り設計基準事故対処 設備等又は同様の機能を有する重 大事
故等対処設 備と同時 に 機能喪失しない設計 とする。
使用済燃料 プール の 水位及び温度 の監視に必要な設備は，使用済燃料プールのスロッシン グ等によ り 一時的に水没するお それがあることから，没水に対し て機能喪失しな い設計と す る。
消火水の放 水によ る 没水影響で防 護すべき設備の機能を損なうおそれがある場
合には，水 消火を行 わ ない消火手段（ハロ ゲン化物消火設備による消火，二 酸化
炭素自動消 火設備に よ る消火，消火器によ る消火）を採用することで没水の 影響
NT2 補② Ⅴ-1-1-8-1 R17が発生しな い設計と す る。さらに当該エリ アへの不用意な放水を行わない運 用とすることと し保安規 定 に定めて管理する。
没水影響評 価の具 体 的な内容を添 付書類「 Ⅴ-1-1-8-4のうち「2.1(2)

溢水影響に関 する評価 」

没 水 影響に対する評 価」に示す。

被水の 影 響に 対す る評価及び防護設計方針
溢水源から の直線 軌 道及び放物線 軌道の飛散による被水若しくは天井面の開口部又は貫通 部からの 被 水の影響により，防 護すべき設備が要求される機能を 損なうおそれが ないこと を 評価する。
防護すべき 設備は ， 浸水に対する 保護構造（以下「保護構造」という。）を有
し被水影響 を受けて も 要求される機能を損 なうおそれがない設計とする。
保護構造を 有さな い 場合は，機能 を損なうおそれがない配置設計又は被水の影響が発生し ないよう 当 該設備が設置される 溢水防護区画において水消火を行 わな
い消火手段 （ハロゲ ン 化物消火設備による 消火，二酸化炭素自動消火設備に よる
消火，消火 器による 消 火）を採用する設計 とする。
保護構造に より要 求 される機能を 損なうおそれがない設計とする設備については，評価さ れた被水 条 件を考慮しても要求 される機能を損なうおそれがない ことを設計時に 確認し， 保 護構造を維持するた めの保守管理を実施する。
また，水消 火を行 う 場合には，消 火対象以外の設備への誤放水がないよう，消火放水時に 不用意な 放 水を行わない運用と することとし保安規定に定めて管 理する。
重大事故等 対処設 備 については， 位置的分散により，被水影響により設計基準
事故対処設 備等又は 同 様の機能を有する重 大事故等対処設備と同時に機能喪 失し
7

ない設計と する。
被水影響評 価の具 体 的な内容を添 付書類「 Ⅴ-1-1-8-4のうち「2.2(3)

溢水影響に関 する評価 」

被 水 影響に対する評 価」に示す。

蒸気影 響 に対 する 評価及び防護設計方針
溢水防護区 画内で 発 生を想定する 漏えい蒸気，区画間を拡散する漏えい蒸気及び破損想定 箇所近傍 で の漏えい蒸気の直接 噴出による影響を，建設時の蒸気 漏えい発生時の 環境条件 を 基に設定した条件， 設定した空調条件及び解析区画条 件により評価し ，防護す べ き設備が蒸気影響に より要求される機能を損なうおそ れがないことを 評価する 。
漏えい蒸気 による 影 響が蒸気曝露 試験又は机上評価により設備の健全性が確認されている 条件を超 え 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
合並びに躯 体形状の 変 更等により解析区画 条件が建設時の蒸気漏えい発生時 の環

NT2 補② Ⅴ-1-1-8-1 R17

境条件を基 に設定し た 条件を超えるおそれ がある場合には，漏えい蒸気影響 を緩和するため の対策を 実 施する。
蒸気影響評 価にお い て期待する溢 水防護対策を以下に示す。
漏えい蒸気 影響を 緩 和するために ，蒸気漏えいを早期自動検知し，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 及び検知制御・ 監視盤） を 設置する。蒸気遮断 弁は，所内蒸気系統に設置し隔離 信号
発信後

秒 以内に自 動 隔離する設計とする 。蒸気の漏えいの自動検知及び自 動遠隔隔離だけ では解析 区 画条件が建設時の蒸 気漏えい発生時の環境条件を基に 設定した条件を 超えるお そ れがある配管破断想 定箇所には，防護カバーを設置し ，防護カバーと 配管のす き 間（両側合計mm以下）を設定することで漏えい蒸気 影響を緩和する 。なお， 微 小な蒸気漏えい等に より温度検出器を設置した区画内 の温度が自動検 知・遠隔 隔 離システムの作動に 必要となる温度まで到達せず，自 動検知・遠隔隔 離システ ム が作動しない場合を 考慮し，手動にて隔離を行うこと を保安規定に定 め管理す る 。
蒸気曝露試 験は， 漏 えい蒸気によ る環境において要求される機能を損なうおそれがある電 気設備又 は 計装設備を対象に， 漏えい蒸気による環境条件（温度 ，湿度及び圧力 ）により 対 象設備が要求される 機能を損なわないことを評価する ために実施する 。ただし ， 試験実施が困難な機 器については，漏えい蒸気による 環境
条件に対す る耐性を 机 上評価する。
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。
重大事故等 対処設 備 については， 位置的分散により，蒸気影響により設計基準8

事故対処設 備等又は 同 様の機能を有する重 大事故等対処設備と同時に機能喪 失しない設計と する。
防護すべき 設備が 蒸 気環境に曝さ れた場合，防護すべき設備の要求される機能が損なわれ ていない こ とを確認することと し，保安規定に定めて管理する。
蒸気影響評 価の具 体 的な内容を添 付書類「 Ⅴ-1-1-8-4のうち「2.3

溢水影響に関 する評価 」

蒸 気 影響に対する評 価」に示す。

原子炉建屋 外側ブ ロ ーアウトパネ ルに関する具体的な設計方針については，添付書類「Ⅴ -1-1-6

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」に示す。

2.3.2

使用 済燃 料 プー ルの機能維持に関する評価及び防護設計方針
使用済燃料 プール に 関しては，発 生を想定する溢水の影響を受けても，使用済
燃料プール 冷却系統 及 び給水系統に要求さ れる機能が損なわれるおそれがな いこ

NT2 補② Ⅴ-1-1-8-1 R17と を 評 価 す る 。 具 体 的 には，基 準地 震動 Ｓ ｓ による地 震力 によって 生じ る ス ロ ッ
シング後の 使用済燃 料 プール水位が，使用済燃料プールの冷却機 能（水温65 ℃以下）の維持 に必要な 水 位（サージタンクに 流入するオーバーフローラインの 下端
位置以上） 及び保安 規 定で定めた管理区域 内における特別措置を講じる基準 である線量率（ ≦1.0 mSv/h）を満足す る水位を上回ることを評価する。
また，スロ ッシン グ による溢水（ その他機器の地震起因による溢水を含む。）の影響を受 けて，使 用 済燃料プールの冷却 機能及び使用済燃料プールへの給 水機能の維持に 必要な機 器 が要求される機能を 損なうおそれがないことを評価す る。
防護すべき 設備が 溢 水により要求 される機能を損なうおそれがある場合には，防護対策そ の他の適 切 な処置を実施する。
使用済燃料 プール の スロッシング による溢水量の算出に当たっては，基準地震
動 Ｓ ｓ に よ る 地 震 力 に よって生 じる スロッシ ング現象をス ロッ シン グ後 の 使 用 済
燃料プール 水位及び 使 用済燃料プール外へ 漏えいする水量がそれぞれ保守的 になるよう設定 した評価 条 件で３次元流動解析 により評価する。
施設定期検 査時に お いては，スロ ッシングによる溢水が使用済燃料プール，原子炉ウェル 及びドラ イ ヤセパレータプール へ戻ることを踏まえ，スロッシン グ後にも使用済 燃料プー ル の適切な水温及び遮 蔽水位を維持できる設計とする。な お，プール等周 りの縁石 に は，スロッシングに よる溢水がプール等へ戻りやすく なるよう切欠き を設置す る 。
スロッシン グによ る 溢水がプール 等へ戻る際のプール内への異物落下防止措置
及び異物に よる切欠 き の閉塞防止措置につ いて，保安規定に定めて管理する 。
使用済燃料 プール 機 能維持評価の 具体的な内容を添付書類「Ⅴ-1-1-8-4
影響に関す る評価」のうち「2.4溢水使 用済燃料プールの機能維持に関す る溢水評価」
9

に示す。

2.3.3

防護すべき設備を内包する建屋外及びエリア外で発生する溢水に関する溢水評価及び防 護設計方 針防護すべき 設備を 内 包する建屋及 びエリアにおいて，建屋外及びエリア外で発生を想定す る溢水で あ る循環水管の伸縮継 手の破損による溢水，屋外タンク で発生を想定す る溢水， 地 下水等が，建屋内及 びエリア内に流入するおそれがあ る場
合には，壁 ，扉，蓋 の 設置及び貫通部止水 処置を実施することで建屋内及び エリ
ア内への流 入を防止 す る設計とし，防護す べき設備が要求される機能を損な うお
それがない 設計とす る 。
また，建屋 外及びエ リア 外で発生する溢水量の低減対策として以下に 期待する 。
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

NT2 補② Ⅴ-1-1-8-1 R17

は自動隔離 ，それ以 外 は中央制御室からの 遠隔手動隔離）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 盤等）を設置する。隔離信号発信後 分以内に循 環水ポンプ，
循環水ポン プ出口弁 及 び復水器水室出入口 弁を自動隔離する設計とする。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とし， 継手
部のすき間（合計mm以下）を設定する設計とすることで，破損箇所からの 溢水量を低減す る設計と す る。
地下水につ いては ， 排水ポンプの 故障等により建屋周囲の水位が地表面まで上昇すること を想定し ， 建屋外周部における 壁及び貫通部止水処置により防護 すべき設備を内 包する建 屋 への流入を防止する 設計とする。
防護すべき 設備を 内 包する建屋外 及びエリア外で発生する溢水に関する溢水評
価の具体的 な内容を 添 付書類「Ⅴ-1-1-8-4

溢水影響に関する評価」のうち 「3.

溢水防護区 画を内包 す る建屋外からの流入 防止」に示す。

2.3.4

放射性物質を含んだ液体の管理区域外への漏えい防止に関する溢水評価及び防護設計方 針発電用原子 炉施設 内 の放射性物質 を含む液体を内包する容器，配管及びその他の設備（ポ ンプ，弁 ， 使用済燃料プール， サイトバンカプール，原子炉ウェ ル，
ドライヤセ パレータ プ ール）からあふれ出 る放射性物質を含む液体について ，溢水量，溢水 防護区画 及 び溢水経路により溢 水水位を算出し，放射性物質を内 包する液体が管 理区域外 へ 漏えいすることを防 止し伝播するおそれがないことを 評価する。なお ，地震時 に おける放射性物質を 含む液体の溢水量の算出について は，
耐震重要度 分類に応 じ た要求される地震力 を用いて設計する。
10

放射性物質 を含む 液 体が管理区域 外に伝播するおそれがある場合には管理区域外への溢水 伝播を防 止 するため，防護対策 を実施する。
評価で期待 する溢 水 防護対策とし て，漏えいする溢水水位を上回る高さを有する伝播防止 処置を実 施 し，放射性物質を含 む液体が管理区域外へ伝播しない 設計とする。ま た，溢水 防 護対策は，溢水水位 に対して原則200 mm以上の裕度を 確保する設計と する。具 体 的には，溢水の流入 状態，溢水源からの距離，人のア クセス等による 一時的な 水 位変動を考慮し，溢 水水位に対して原則100 mm以上の 裕度を確保する とともに ， 区画の床勾配による 床面高さのばらつきを考慮し，溢 水水
位に原則100 mm以 上の 裕度を確保する。た だし，溢水水位が低い場合や溢水 防護対策の設置 位置が床 勾 配の上端部であるこ とが明らかな位置にある場合には ，適切な裕度を 確保する 設 計とする。
管 理 区 域 外 へ の 漏 え い 防止 に 関す る 溢水 評 価 の具 体 的な 内 容を 添 付 書 類 「 Ⅴ 1-1-8-4

溢 水影 響 に関する評価」のうち「 4.

管理区域外 への漏えい防止に 関す

NT2 補② Ⅴ-1-1-8-1 R17

る溢水評価 」に示す 。

2.4

溢水防 護に関 する 施設の設計方針「2.2

溢水 評価条 件の 設定」及び「2.3

溢水評価及び防護設計方 針」を踏ま え，

溢水防護区 画の 設定 ， 溢水 経路の 設定及び溢 水評価において期待する溢水防護 に 関する施設の設 計方 針を 以 下に 示す。 設計に当た っては，溢水防護に関する施設が 要 求される機能を 踏ま え， 溢 水の 伝播を 防止する設 備及び蒸気影響を緩和する設備に 分 類し設計方針を 定め る。
また，溢水 防 護に期 待 す る施設は，要求さ れる機能を維持するため，計画的に 保守管理を実施 する とと も に， 必要に 応じ補修を 実施することとし，保安規定に定 め て管理する。
溢水防護に 関 する施 設 の 設計方針を添付書 類「Ⅴ-1-1-8-5

溢水防護施設の詳 細設計」に示す 。

2.4.1
(1)

溢水 伝播 を 防止 する設備
水密扉 （ 浸水 防止 設備と一部兼用）
原子炉建屋 原子炉 棟 内で発生を想 定する溢水が，溢水防護区画へ伝播しない設計とするた めに，止 水 性を有する残留熱除去系A系ポンプ 室水密扉，原子炉隔 離時
冷却系室北 側水密扉 ， 原子炉隔離時冷却系 室南側水密扉及び高圧炉心スプレ イ系
ポンプ室水 密扉を設 置 する。
また，屋外 で発生 を 想定する溢水 が，溢水防護区画内（常設代替高圧電源装置
用カルバー ト内）へ 伝 播しない設計とする ために，止水性を有する常設代替 高圧
電源装置用 カルバー ト 原子炉建屋側水密扉 （浸水防止設備と兼用）を設置す る。
11

水密扉は， 発生を 想 定する溢水水 位による静水圧に対し，溢水伝播を防止する
機能を維持 する設計 と する。また，地震 時及び地震後にお いて，基準 地震動Ｓ ｓ による地震力 に対して ， 溢水伝播を防止する 機能を維持する設計とする。

(2)

浸水防 止 蓋， 水密 ハッチ（浸水防止設備と兼用）
屋外で発生 を想定 す る溢水が，溢 水防護区画を内包する建屋へ伝播しない設計とするため に，止水 性 を有する海水ポンプ 室ケーブル点検口浸水防止蓋，緊 急用
海水ポンプ 点検用開 口 部浸水防止蓋，緊急 用海水ポンプ室人員用開口部浸水 防止蓋，格納容 器圧力逃 が し装置格納槽点検用 水密ハッチ，常設低圧代替注水系 格納槽点検用水 密ハッチ 及 び常設低圧代替注水 系格納槽可搬型ポンプ用水密ハッ チを設置する。
浸水防止蓋 及び水 密 ハッチは，発 生を想定する溢水水位による静水圧に対し，溢水伝播を 防止する 機 能を維持する設計と する。また，地震時及び地震後に おいNT2 補② Ⅴ-1-1-8-1 R17て ， 基 準 地 震 動 Ｓ ｓ に よる 地震力 に 対して， 溢水伝播 を防 止する機 能を 維 持 す る
設計とする 。

(3)

溢水拡 大 防止 堰， 止水板
原 子 炉 建 屋 原 子 炉 棟 及 び原 子 炉 建屋 付 属棟 で 発 生 を 想 定す る 溢水 が ， 原 子 炉
建 屋 原 子 炉 棟 内 及 び 原 子炉 建 屋 付 属 棟内 の 区 画間 を 伝播 し ない 設 計 及 び 防 護 す
べ き 設 備 の 没 水 影 響 を 防止 す る 設 計 とす る た めに ， 原子 炉 建屋 原 子 炉 棟 溢 水 拡
大防止堰B1-1か らB1-4，原子炉建屋原子炉棟溢水拡大防止堰1-1から1-3，原 子炉
建 屋 原 子 炉 棟 溢 水 拡 大 防止 堰2-1から 2-2， 原 子 炉 建 屋 原子 炉 棟 溢 水 拡大 防 止 堰
3-1から3-2，原 子炉 建屋原子炉棟 溢水拡大 防止堰4-1，原子炉建屋原 子炉棟 溢水
拡大防止堰5-1から 5-2，原子炉建屋原子炉棟溢水拡大防止堰6-1から6-5，原 子炉
建屋付属棟 溢水 拡大 防止堰，原子炉建屋原子炉棟止水板B2-1からB2-3，原子 炉建
屋原子炉棟 止水 板B1-1からB1-3， 原子炉建 屋原子炉棟止水板2-1，原 子炉建 屋原
子炉棟止水 板3-1か ら3-7，原子炉建屋原子炉棟止水板4-1から4-5，原 子炉建 屋原
子 炉 棟 止 水 板 5-1， 原 子炉 建 屋 原子 炉 棟止 水 板6-1及 び 原子 炉 建 屋 原 子 炉 棟 止 水板6-2を設置 する。
溢水拡大防 止 堰及び止 水板は，発生を想定 する溢水水位による静水圧に対し，溢水伝播を 防止 する 機能を維持す る設計と する。また，地震時及び地 震後に おいて，基準 地震動 Ｓ ｓ による地震力に 対して，溢 水伝播を防止する機能を維持する設計とする 。

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(4)管理区 域 外伝 播防 止堰（放射性廃棄物の廃棄施設と一部兼用）
管理区域内 で発生 を 想定する放射 性物質を含む液体が，管理区域外へ伝播しない設計とす るために ， 原子炉建屋廃棄物処 理棟管理区域伝播防止堰1-1から1-2，
タービン建 屋管理区 域 外伝播防止堰1-1から1-4を設置する 。また，放射性廃 棄物の廃棄施設 における キ ャスク搬出入用出入 口，サイトバンカトラックエリア 出入
口，廃棄物 処理建屋 機 器搬出入用出入口， 雑固体ドラム搬出入用出入口，ド ラム
搬入室出入 口，廃棄 物 処理建屋出入口及び 焼却設備機器搬出入用出入口も管 理区
域外伝播防 止堰とし て 兼用する。
管理区域外 伝播防 止 堰のうち耐震 設計上の重要度分類がＣ−２クラスの堰は，発生を想定 する溢水 水 位による静水圧に対 し，溢水伝播を防止する機能を維 持す
る設計とす る。また ，地震時及び地震後において，基準地震動Ｓ ｓ による地震 力に対して，溢 水伝播を 防 止する機能を維持す る設計とする。上記以外の管理区 域伝播防止堰に ついては ， 地震時及び地震後に おいて，耐震重要度分類にて要求 されNT2 補② Ⅴ-1-1-8-1 R17

る地震力に 対して， 溢 水伝播を防止する機 能を維持する設計とする。

(5)

逆流防 止 装置
原子炉建屋 原子炉 棟 内で滞留する 溢水が，床ドレンラインを介して原子炉建屋
原子炉棟内 の溢水防 護 区画へ伝播しない設 計とするために，床ドレンライン に止水性を有す る逆流防 止 装置を設置する。
逆流防止装 置は， 発 生を想定する 溢水水位による静水圧に対し，溢水伝播を防止する機能 を維持す る 設計とする。また， 地震時及び地震後において，基準 地震
動Ｓ ｓ による 地震力 に 対して，溢 水伝播を防止する機能 を維持す る設計とする 。

(6)

貫通部 止 水処 置（ 浸水防止設備と一部兼用）
以下の設計 のため ， 貫通部止水処 置を実施する。
・防護すべ き設備 を 内包する建屋 外及びエリア外にて発生を想定する溢水が，溢水防護区 画へ 伝播しない設計と するため。
・原子炉建 屋原子 炉 棟内で発生を 想定する溢水により，防護すべき設備の機能を損なうお それ がない設計とする ため。
・管理区域 内で発 生 を想定する放 射性物質を含む液体が管理区域外へ伝播しない設計とす るた め。
これらの貫 通部止 水 処置は，発生 を想定する溢水水位による静水圧に対し，溢水伝播を防 止する機 能 を維持する設計とす る。また，地震時及び地震後におい て，
基 準 地 震 動 Ｓ ｓ に よ る 地震力に 対し て， 溢水 伝播を防止す る機能を 維持 す る 設 計
とする。

13

(7)

循環水 系 隔離 シス テム
タービン建 屋復水 器 エリア及び海 水ポンプ室循環水ポンプエリアで発生を想定
する循環水 系配管破 断 箇所からの溢水量を 低減するために，循環水系配管破 断箇所からの溢 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 盤等）を設置する。
また，地 震 時及び地 震後において，基準地震 動Ｓ ｓ による 地震力に対して，溢 水量を低減す る機能を 維 持する設計とする。

(8)

循環水 管 可撓 継手
海水ポンプ 室循環 水 ポンプエリア 内で発生を想定する循環水系配管破断箇所からの溢水量 を低減す る ために，伸縮継手を 可撓継手構造に取替える。継手部 のす

NT2 補② Ⅴ-1-1-8-1 R17

き間寸法を 管理し， 溢 水流量を制限するこ とで溢水量を低減する設計とする 。
また，地 震 時及び地 震後において，基準地震 動Ｓ ｓ による 地震力に対して，溢 水量を低減す る機能を 維 持する設計とする。

2.4.2
(1)

蒸気 影響 を 緩和 する設備
自動検 知 ・遠 隔隔 離システム配管の想定 破損に よ る漏えい蒸気 の影響を緩和するために，蒸気漏えいを早期自動検知し ，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 及 び検知制御・監視盤 ）を設置する。

(2)

防護カ バ ー
配管の想定 破損に よ る漏えい蒸気 が防護すべき設備へ与える影響を緩和するた
めに，配管 破断想定 箇 所に防護カバーを設 置する。防護カバーと配管とのす き間
寸法を管理 し，漏 え い蒸気流量を制 限することで蒸気影響を緩和する 設計とする。
防護カバー は配管 か らの蒸気の噴 出による荷重により防護カバーの各構成部材に発生する 応力に対 し て，蒸気影響を緩和 する機能を損なうおそれがない設 計とする。
また，地 震 時及び地 震後において，基準地震 動Ｓ ｓ による 地震力に対して，十 分な構造強度 を有し， 上 位クラス施設に対し て波及的影響を及ぼすおそれのな い設
計とする。

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3.

適用規 格
適用する規 格と して は ，既 往工認 で適用実績 がある規格のほか，最新の規格基 準 についても技術 的妥当 性 及 び適 用性を 示したうえで適用可能とする。
適用する規 格， 基準 ， 指針 等を以 下に示す。
・発電用原 子力 設備 規 格 設計・建設規格（ＪＳＭＥ Ｓ ＮＣ1−2005/2007）
・原子力発 電所 耐震 設 計 技術指針 （ＪＥＡ Ｇ４６０１−1987）
・原子力 発 電所耐 震設 計技術指針 重要度 分類・許容応 力編（ＪＥＡＧ４６０１・補−
1984）
・原子力発 電所 配管 破 損 防護設計 技術指針 （ＪＥＡＧ４６１３−1998）
・原子力発 電所 の火 災 防 護指針（ ＪＥＡＧ ４６０７−2010）
・原子力発 電所 耐震 設 計 技術指針 （ＪＥＡ Ｇ４６０１−1991 追補版 ）・電気機械 器具 の外 郭 に よる保護 等級（Ｉ Ｐコード） （ ＪＩＳ Ｃ ０９２０−2003）
・ステンレ ス鋼 棒（ Ｊ Ｉ Ｓ Ｇ ４ ３０３− 2012）

NT2 補② Ⅴ-1-1-8-1 R17E

・熱間圧延 ステ ンレ ス 鋼 板及び鋼 帯（ＪＩ Ｓ Ｇ ４３０４−2012）
・熱間成形 ステ ンレ ス 鋼 形鋼（Ｊ ＩＳ Ｇ ４３１７−2013）
・建築基準 法（ 昭和 25年 5月24日法律第201号）
・建築基準 法施 行令 （ 昭 和25年11月16日政 令第338号）
・消防法（ 昭和 23年 7月 24日法律第186号）
・消防法施 行令 （昭 和36年3月25日政令第37号）
・実用発電 用原子炉 及 びその附属施設の技術基準に関する規則の解 釈（平成25年6月19
日原規技発 第 1306194号 ）・鉄筋コン クリ ート 構 造 計算規準 日本建築学会 1991年
・鉄筋コン クリ ート 構 造 計算規準 -許容応 力度設計法- 日本建築学会 1999年
・鉄筋コン クリ ート 構 造 計算規準 日本建築学会 2010年
・鋼構造設 計規 準 -許 容 応力度設 計法- 日 本建築学会 2005年
・各種合成 構造 設計 指 針 ・同解説 日本建築学会 2010年
・発電用軽 水型原子 炉 施設の安全評価に関する審査指針（平成2年8月30日 原子 力 安全委員会）
・原子力施 設に おけ る 建築 物の維 持管理指針 ・同解説 日 本建築学会 2015年
・水道施設 耐震 工法 指 針・ 解説 日本水道協会 1997年
・水道施設 耐震 工法 指 針・ 解説 日本水道協会 2009年
・コンクリ ート 標準 示 方書 ［構造 性能照査編] 土木学会 2002年

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