東海第二発電所 工事計画審査資料
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資料番号

工認-913 改 4

提出年月日

平成 30 年 10 月 1 日

日本原子力発電株式会社

東海第二発電所

添付書類

発電用原子炉の設置の許可との整合性に関する説明書
ハ項

原子炉本体の構造及び設備
抜粋資料

設置変更許可申請書（本文）NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3ハ 原子炉本体の構造及び設備
炉心部は燃料，制御材及び支持構造物からなり，上下端が半球状の円筒形鋼製圧力容器に収容される。圧力容器の外側には，遮蔽壁がある。

(1) 発電用原子炉の炉心(ⅰ) 構 造a. 構 造ﾊ(1)(ⅰ)-①炉心は，多数の燃料集合体及び制御棒を正方格子に配列した円柱状の構造である｡十字形の制御棒
は，4 体の燃料集合体によって囲まれる配置とする｡

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

3. 原子炉及び炉心3.1 概 要その 5−９×９燃料が装荷されたサイクル以降＜中略＞
原子炉は，原子炉圧力容器（以下 3.では「圧力容器」という。），圧力容器内部構造物，炉心，制御棒，制御棒
駆動機構等で構成される。
＜中略＞

工事の計画

該当事項

【原子炉本体】（基本設計方針）
1. 炉心等＜中略＞
炉心部は燃料体，制御棒及び支持構造物からなり，上下端が半球状の円筒形鋼製圧力容器に収容される。原子
炉圧力容器の外側には，遮蔽壁を設置する。
＜中略＞【計測制御系統施設】（基本設計方針）
1.2 制御棒及び制御棒駆動系＜中略＞
ﾊ(1)(ⅰ)-①制御棒は，十字形に組み合わせたステンレ
ス鋼製のＵ字型シースの中に中性子吸収材を納めたものであり，各制御棒は 4 体の燃料体の中央に，炉心全体にわたって一様に配置する設計とする。
制御棒の下端には制御棒落下速度リミッタを設けるとともに，制御捧の駆動は，ピストン上部又は下部に駆動
水を供給することにより，原子炉圧力容器底部から行う設計とする。
通常駆動時は，駆動水ポンプにより加圧された駆動水で駆動し，原子炉緊急停止時は，各々の制御棒駆動機構
ごとに設ける水圧制御ユニットアキュムレータの高圧窒素により加圧された駆動水を供給することで制御棒を駆動する設計とする。
＜中略＞

整 合 性
設置変更許可申請書（本文）第五号ハ項において，工事の計画の内容は，以下の通り整合している。
工事の計画の「燃料体」は，設置変更許可
申請書（本文）の「燃料」を具体的に記載しており整合している。

備考

既許可との整合【23 条 8】工事の計画の「制御棒」は，設置変更許可
申請書（本文）の「制御材」を具体的に記載しており整合している。
工事の計画の「原子炉圧力容器」は，設置変更許可申請書（本文）の「圧力容器」を具体的に記載しており整合している。
工事の計画のﾊ(1)(ⅰ)- ① は ， 設 置 変 更許 可
申請書（本文）のﾊ(1)( ⅰ )-① を具 体的に 記載しており整合している。

ﾊ-1【36 条 11】

設置変更許可申請書（本文）

また，燃料集合体はﾊ(1)(ⅰ)-②炉心シュラウド，上部炉心格子，炉心支持板，燃料支持金具及び制御棒案内管で構成する炉心支持構造物で支持され，その荷重は原子炉圧力容器に伝えられる｡

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

炉心を構成する燃料集合体は，4 体を 1 組として，制御棒案内管頂部に設ける中心部燃料支持金具によって支えられる。
制御棒案内管のないところの燃料集合体は，炉心支持板の上にある周辺部燃料支持金具によって支えられる｡＜中略＞

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3b.格子形状
Ｃ格子
c. 主要寸法
ﾊ(1)(ⅰ)-⑤炉心等価直径
ﾊ(1)(ⅰ)-⑤炉心有効高さ

約 4.8 m
約 3.7 m該当事項

【原子炉本体】（基本設計方針）
1. 炉心等＜中略＞
燃料体はﾊ(1)(ⅰ)-②炉心支持構造物で支持され，その荷重は原子炉圧力容器に伝えられる設計とする。
＜中略＞
炉心支持構造物は，最高使用圧力，自重，附加荷重及び地震力に加え，熱応力の荷重に耐える設計とする。
＜中略＞

2. 原子炉圧力容器
2.1 原子炉圧力容器本体＜中略＞
ﾊ(1)(ⅰ)-③原子炉圧力容器内の原子炉冷却材の流路
は，再循環系ポンプにより，再循環水入口ノズルから原子炉圧力容器内に導かれ，ジェットポンプによりチャン
ネル・ボックスが形成した原子炉冷却材の流路を炉心の下方から上方向に流れ，主蒸気ノズルから出る設計とする。
＜中略＞

ﾊ(1)(ⅰ)-③冷却材は，燃料集合体周囲のチャンネル・
ボックスが形成した冷却材流路を炉心下方から上方向に流れる｡

ﾊ(1)(ⅰ)-④これらの構造物は，通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時において原子炉を安全に停止し，かつ炉心の冷却を確保し得る構造とする｡

工事の計画

3. 原子炉及び炉心3.1 概 要その 5−９×９燃料が装荷されたサイクル以降＜中略＞
炉心は，高さ約 3.7m，等価直径約 4.8m の直円柱形で，764 体の燃料集合体と 185 本の制御棒で構成する。
燃料集合体は，1 体当たり 60 本の燃料棒と 1 本の太径のウォー夕･ロッドで構成する集合体（以下 3.では｢高燃焼度８×８燃料｣という。
），1 体当たり 74 本の燃料棒と 2本の太径のウォー夕･ロッドで構成する集合体（以下 3.
では｢９×９燃料（Ａ型）｣という｡）及び 1 体当たり 72
本の燃料棒と 1 本のウォー夕･チャンネルで構成する集合体（以下 3.では｢９×９燃料（Ｂ型）｣という。
）の 3 種類がある｡ただし，以下 3.では特に断らない限り，９×９燃料（Ａ型）と９×９燃料（Ｂ型）を総称して９×９燃料という｡＜中略＞【原子炉本体】（基本設計方針）
1. 炉心等＜中略＞
燃料体，減速材及び反射材並びに炉心支持構造物の材料は，通常運転時における原子炉運転状態に対応した圧力，温度条件，燃料使用期間中の燃焼度，中性子照射量
及び水質の組み合わせのうち想定される最も厳しい条件において，耐放射線性，寸法安定性，耐熱性，核性質及び強度のうち必要な物理的性質並びに，耐食性，水素吸収特性及び化学的安定性のうち必要な化学的性質を保持し得る材料を使用する。
＜中略＞
ﾊ(1)(ⅰ)-④燃料体（燃料要素を除く。），減速材及び反射材並びに炉心支持構造物は，通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時において，発電用原子炉を安全に停止し，かつ，停止後に炉心の冷却機能を維持できる設計とする。
＜中略＞

整 合 性
工事の計画の「燃料体」は設置変更許可申請書（本文）の「燃料集合体」と同一であり整合している。以下同じ。
工事の計画のﾊ(1)(ⅰ)- ② は ， 設 置 変 更許 可
申請書（本文）のﾊ(1)( ⅰ )-② の設 備を総 括して記載しており整合している。

工事の計画のﾊ(1)(ⅰ)- ③ は ， 設 置 変 更許 可
申請書（本文）のﾊ(1)( ⅰ )-③ を具 体的に 記載しており整合してい
る。

備

考

【23 条 7】【23 条 5】【23 条 9】【23 条 2】工事の計画のﾊ(1)(ⅰ)- ④ は ， 設 置 変 更許 可
申請書（本文）のﾊ(1)( ⅰ )-④ と， 文章表 現は異なるが，内容に相違はないため整合している。
工事の計画のﾊ(1)(ⅰ)- ⑤ は ， 設 置 変 更許 可
申請書（本文）のﾊ(1)( ⅰ )-⑤ を詳 細に記 載しており整合している。

ﾊ-2【23 条 3】

設置変更許可申請書（本文）(ⅱ) 燃料体の最大挿入量
燃料集合体の体数 764
ﾊ(1)(ⅱ)-①炉心全ウラン量
ﾊ(1)(ⅱ)-②約 142 t（８×８燃料）
ﾊ(1)(ⅱ)-②約 133 t（新型８×８燃料，
新型８×８ジルコニウムライナ燃料）
以下特に断らない限り，新型８×８燃料と新型８×８
ジルコニウムライナ燃料を総称して新型８×８燃料という。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

第 3.1.-1 表 原子炉及び炉心の主要設計仕様＜中略＞
全ウラン量 約 142t（８×８燃料）
約 133 t（新型８×８燃料，
新型８×８ジルコニウムライナ燃料）
約 131 t （高燃焼度８×８燃料）
約 132 t （９×９燃料（Ａ型））
約 131 t （９×９燃料（Ｂ型））＜中略＞

約 131 t （高燃焼度８×８燃料）
約 132 t （９×９燃料（Ａ型））
約 131 t （９×９燃料（Ｂ型））

工事の計画【原子炉本体】
（要目表）

該当事項

整 合 性

備

工事の計画のﾊ(1)(ⅱ)- ① は ， 設 置 変 更許 可
申請書（本文）のﾊ(1)( ⅱ )-① と同 義であ り
整合している。

ﾊ(1)(ⅰ)-⑤

設置変更許可申請書（本文）の ﾊ(1)(ⅱ)②は，本工事計画の対象外である。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

以下特に断らない限り，（９×９燃料（Ａ型））と（９×９燃料（Ｂ型））を総称して９×９燃料という。

ﾊ(1)(ⅱ)-①

ﾊ-3

考設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3(ⅲ) 主要な核的制限値
ﾊ(1)(ⅲ)-①原子炉を安全かつ安定に制御することを目的として，次のような核的制限値を設定する｡

a． 反応度停止余裕
ﾊ(1)(ⅲ)a.-①最大反応度価値を有する制御棒が 1 本末
挿入の状態であっても，他の制御棒によって常に炉心を臨界未満にできる能力を持つ設計とする｡

3.3 制御棒及び駆動機構
3.3.1 制御棒
＜中略＞
185 本の制御棒は，第 3.3−1 図に示すように，それぞれ 4 体の燃料集合体の中央に約 305mm のピッチで炉心全体にわたって一様に配置し，「14.2 核設計」に述べる炉心特性とあいまって，炉心の最大過剰反応度を十分制御できるように設計する。
＜中略＞

工事の計画 該当事項
【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）】
（基本設
計方針）
「共通項目」
5. 設備に対する要求
5.1 安全設備，設計基準対象施設及び重大事故等対処設
備
5.1.1 通常運転時の一般要求(1) 設計基準対象施設の機能
設計 基準 対象施 設は，通常 運転時に おいて発電用 ﾊ(1)(ⅲ)-① 原子炉の反応度を安全かつ安定的に制御でき，かつ，運転時の異常な過渡変化時においても発電用
原子炉固有の出力抑制特性を有するとともに，発電用原子炉の反応度を制御することにより，核分裂の連鎖反応を制御できる能力を有する設計とする。
【計測制御系統施設】（基本設計方針）
1.2 制御棒及び制御棒駆動系
ﾊ(1)(ⅲ)a.-①制御棒は，最大の反応度価値を持つ制御
棒 1 本が完全に炉心の外に引き抜かれていて，その他の制御棒が全挿入の場合，高温状態及び低温状態において
常に炉心を臨界未満にできる設計とする。また，発電用
原子炉運転中に，完全に挿入されている制御棒を除く，
他のいずれかの制御棒が動作不能となった場合は，動作可能な制御棒のうち最大反応度価値を有する制御棒 1 本が完全に炉心の外に引き抜かれた状態でも，他のすべての動作可能な制御棒により，高温状態及び低温状態において炉心を臨界未満に保持できることを評価確認し，確認できない場合には，発電用原子炉を停止するように保安規定に定めて管理する。
＜中略＞

整 合 性

備

工事の計画のﾊ(1)(ⅲ)- ① は ， 設 置 変 更許 可
申請書（本文）のﾊ(1)( ⅲ )-① を具 体的に 記載しており整合している。

【15 条 1】

工事の計画のﾊ(1)(ⅲ)
a . -① は，設 置変更 許
可申 請 書 （本 文） の ﾊ(1)(ⅲ)a.-①を具体的に記載しており整合している。

【36 条 8】

ﾊ-4

考

設置変更許可申請書（本文）b． 制御棒の最大反応度価値
臨界近接時の制御棒の最大反応度価値はﾊ(1)(ⅲ)b.-①
0.015△k 以下（９×９燃料が装荷されるまでのサイクル）又はﾊ(1)(ⅲ)b.-②0.013△k 以下（９×９燃料が装荷されたサイクル以降）とする｡（本文十号）
引抜制御棒価値は，制御棒価値ミニマイザで許容される最大反応度価値である 0.013Δｋとする。
・記載箇所
イ(2)(ⅱ)a.(a)b)
ロ(2)(ⅱ)a.(c)NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

c． 減速材ボイド係数及びドップラ係数
ﾊ(1)(ⅲ)c.-①減速材ボイド係数及びドップラ係数は，負となるように設計する｡

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
制御棒価値ミニマイザで許容する最大価値（0.015 △k（９×９燃料が装荷されるまでのサイクル）又は 0.013△k（９×９燃料が装荷されたサイクル以降））の制御棒
が，何らかの原因によって，カップリングから離れ，炉心内に固着した状態から自重によって落下するような事故が起きても，落下速度を抑え，反応度の急速な投入による燃料ＵＯ２の最大エンタルピが設計上の制限値を超えないように，制御棒ブレードの下端構造物に可動部分のない水力学的な制御棒落下速度リミッタを取り付ける。
＜中略＞

該当事項

整 合 性

備

【計測制御系統施設】（要目表）

第十五条 炉心等第１項について(1) 沸騰水型原子炉には，通常運転時に何らかの原因で出力が上昇することがあっても，炉心内の蒸気量の増大に伴う大きな負のボイド反応度効果により，出力の上昇を抑える働きがある。
また，沸騰水型原子炉では，低濃縮ウラン燃料を用いており，これは，ドップラ効果に基づく負の反応度係数を持っている。
＜中略＞（本文十号）
減速材ボイド係数
ボイドが減少する事象
９×９燃料（Ｂ型）のみが装荷されている場合以外は，９×９燃料（Ａ型）
取替炉心の平衡サイクル末期時点の値の 1.25 倍の値を用いる。
９×９燃料（Ｂ型）のみが装荷されている場合は，９×９燃料（Ｂ型）取替
炉心の平衡サイクル末期時点の値の 1.25 倍の値を用いる。
ボイドが増加する事象
９×９燃料（Ｂ型）取替炉心の平衡サイクル初期時点の値の 0.9 倍の値を用
いる。
・記載箇所
イ(2)(i)d.(c)ロ(2)(i)b.(f)ロ(2)(i)c.(f)（本文十号）
ドップラ係数は，平衡サイクルの値を用いる。
・記載箇所
ロ(2)(ⅱ)a.(g)

工事の計画（本文十号）
ドップラ係数
ボイドが減少する事象
９×９燃料（Ｂ型）のみが装荷されている場合以外は，９×９燃料（Ａ型）取替炉心の平衡サイクル末期時点の値の 0.9 倍の値を用いる。
９×９燃料（Ｂ型）のみが装荷されている場合は，９×９燃料（Ｂ型）取替炉心の平衡サイクル末期時点の値の 0.9 倍の値を用いる。
ボイドが増加する事象
９×９燃料（Ｂ型）取替炉心の平衡サイクル末期時点の値の 0.9 倍の値を
用いる。
・記載箇所
イ(2)(i)d.(c)ロ(2)(i)b.(f)ロ(2)(i)c.(f)ﾊ(1)(ⅲ)b.-②

設置変更許可申請書（本文）のﾊ(1)(ⅲ)b.
- ① は ， 本 工 事 計画 の対象外である。
工事の計画のﾊ(1)(ⅲ)
b . -② は，設 置変更 許
可申 請 書 （本 文） の ﾊ(1)(ⅲ)-② を詳細に記載しており整合している。
設置変更許可申請書（本文）のﾊ(1)(ⅲ)c.
- ① は ， 本 工 事 計画 の対象外である。

ﾊ-5

考設置変更許可申請書（本文）(ⅳ) 主要な熱的制限値
ﾊ(1)(ⅳ)-①通常運転時及び運転時の異常な過渡変化時に，安全保護系の作動等とあいまって，燃料被覆管の過熱及び過度の歪を生じさせないことを目的として，次のような通常運転時の熱的制限値を設定する｡

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
第２項について(1) 燃料の健全性を確保するため，熱水力設計上の燃料要素の許容損傷限界を定め，運転時の異常な過渡変化時において，この限界値を満足するように通常運転時の熱的制限値を定める。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3＜中略＞
a. 最小限界出力比ﾊ(1)(ⅳ)a.-①(a) ９×９燃料が装荷されたサイクル以降i)サイクル初期から，サイクル末期よりさかのぼって炉
心平均燃焼度で 2,000MWd／t 手前までの期間
高燃焼度８×８燃料 1.24
９×９燃料（Ａ型） 1.24
９×９燃料（Ｂ型） 1.23
ii)上記 i)以外の期間
高燃焼度８×８燃料 1.32
９×９燃料（Ａ型） 1.35
９×９燃料（Ｂ型）
９×９燃料（Ｂ型）のみが装荷されている場合 1.27
９ ×９燃 料（Ｂ 型）のみが 装荷され てい る場合以 外
1.33ⅰ) サイクル初期から，サイクル末期よりさかのぼって
炉心平均燃焼度で 2,000MWd／t 手前までの期間
高燃焼度８×８燃料 1.24
９×９燃料（Ａ型） 1.24
９×９燃料（Ｂ型） 1.23ⅱ) 上記ⅰ)以外の期間
高燃焼度８×８燃料 1.32
９×９燃料（Ａ型） 1.35
９×９燃料（Ｂ型）
９×９燃料（Ｂ型）のみが装荷されている場合 1.27
９×９燃料 （Ｂ型） のみが装荷 され ている場合以 外
1.33
＜中略＞

工事の計画 該当事項
【原子炉本体】（基本設計方針）
1. 炉心等＜中略＞
炉心は，ﾊ(1)(ⅳ)-①通常運転時又は運転時の異常な過渡変化時に発電用原子炉の運転に支障が生ずる場合において，原子炉冷却系統，原子炉停止系統，反応度制御系
統，計測制御系統及び安全保護回路（安全保護系）の機能と併せて機能することにより燃料要素の許容損傷限界を超えない設計とする。
＜中略＞【原子炉本体】（基本設計方針）
1. 炉心等ﾊ(1)(ⅳ)a.-①燃料体（燃料要素及びその他の部品を含む。
）は，設置（変更）許可を受けた仕様となる構造及び設計とする。
＜中略＞

整 合 性

備

工事の計画のﾊ(1)(ⅳ)- ① は ， 設 置 変 更許 可
申請書（本文）のﾊ(1)( ⅳ )-① と， 文章表 現は異なるが，内容に相違はないため整合している。

【23 条 6】

設置変更許可申請書（本文）のﾊ(1)(ⅳ)a.
- ① は ， 工 事 の 計画 において設置許可を受けた仕様となる構造及び設計としており整合している。

【23 条 1】

（本文十号）
サイクル早期炉心用スクラム反応度曲線を用いた場合
高燃焼度８×８燃料 1.24
９×９燃料（Ａ型） 1.24
９×９燃料（Ｂ型） 1.23
サイクル末期炉心用スクラム反応度曲線を用いた場合
高燃焼度８×８燃料 1.32
９×９燃料（Ａ型） 1.35
９×９燃料（Ｂ型）（９×９燃料（Ｂ型）のみが装荷されている場合） 1.27
（９×９燃料（Ｂ型）のみが装荷されている場合以外）1.33
・記載箇所
イ(2)(i)a.
イ(2)(ⅱ)a.(b)a)
ロ(2)(i)b.(b)ロ(2)(i)c.(b)ハ(2)(ⅱ)a.(b)(b-1)(b-1-1)(b-1-1-2)

ﾊ-6

考設置変更許可申請書（本文）b. 燃料棒最大線出力密度

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

44.O kW／m ﾊ(1)(ⅳ)b.-①（本文十号）
燃料棒の最大線出力密度は 44.0kW／m を用いる。
・記載箇所
イ(2)(i)a.
イ(2)(ⅱ)a.(b)a)
ロ(2)(i)b.(c)ロ(2)(i)c.(c)ハ(2)(ⅱ)a.(b)(b-1)(b-1-1)(b-1-1-1)
ハ(2)(ⅱ)a.(b)(b-1)(b-1-1)(b-1-1-2)工事の計画 該当事項
【原子炉本体】（基本設計方針）
1. 炉心等ﾊ(1)(ⅳ)b.-①燃料体（燃料要素及びその他の部品を含む。
）は，設置（変更）許可を受けた仕様となる構造及び設計とする。
＜中略＞

整 合 性
設置変更許可申請書（本文）のﾊ(1)(ⅳ)b.
- ① は ， 工 事 の 計画 において設置許可を受けた仕様となる構造及び設計としており整合している。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

第 3.2-1 表 燃料設計仕様概要（本文十号）
解析に用いる燃料棒の最大線出力密度は，通常運転時の熱的制限値である 44.0kW／m の 102％であると
する。
・記載箇所
ロ(2)(i)a.(b)

ﾊ-7

備

考

【23 条 1】

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

設置変更許可申請書（本文）(2) 燃料体(ⅰ) 燃料材の種類
ﾊ(2)(ⅰ)-①二酸化ウラン焼結ペレット（一部ガドリニ
アを含む。
）
ﾊ(2)(ⅰ)-②ウラン 235 濃縮度
初装荷燃料集合体平均濃縮度 約 2.2 wt％
取替燃料集合体平均濃縮度
ﾊ(2)(ⅰ)-②８×８燃料 約 2.7 wt％
ﾊ(2)(ⅰ)-②新型８×８燃料 約 2.9 wt％
ﾊ(2)(ⅰ)-②新型８×８ジルコニウムライナ燃料
約 3.0 wt％
高燃焼度８×８燃料 約 3.4 wt％
９×９燃料 約 3.7 wt%
ﾊ(2)(ⅰ)-③ペレットの初期密度
ﾊ(2)(ⅰ)-②８×８燃料
理論密度の約 95 ％ﾊ(2)(ⅰ)-②新型８×８燃料
理論密度の約 95 ％ﾊ(2)(ⅰ)-③高燃焼度８×８燃料 理論密度の約 97 ％ﾊ(2)(ⅰ)-③９×９燃料
理論密度の約 97 ％(ⅱ) 燃料被覆材の種類
ﾊ(2)(ⅱ)-①８×８燃料
ジルカロイ-2
ﾊ(2)(ⅱ)-①新型８×８燃料
ジルカロイ-2
ﾊ(2)(ⅱ)-①新型８×８ジルコニウムライナ燃料
ジルカロイ-2（ジルコニウム内張）
高燃焼度８×８燃料
ジルカロイ-2（ジルコニウム内張）
９×９燃料
ジルカロイ-2（ジルコニウム内張）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画

該当事項

整 合 性

備

考

【原子炉本体】（要目表）

ﾊ(2)(ⅰ)-①

工事の計画のﾊ(2)(ⅰ)- ① は ， 設 置 変 更許 可
申請書（本文）のﾊ(2)( ⅰ )-① と同 義であ り
整合している。
設置変更許可申請書（本文）の ﾊ(2)(ⅰ)②は，本工事計画の対象外である。
設置変更許可申請書（本文）の ﾊ(2)(ⅰ)③は，工事の計画において設置許可を受けた仕様となる構造及び設計としており整合している。
設置変更許可申請書（本文）の ﾊ(2)(ⅱ)①は，本工事計画の対象外である

第 3.2-1 表 燃料設計仕様概要【原子炉本体】（基本設計方針）
1. 炉心等ﾊ (2)( ⅰ)-③ 燃料体（ 燃料要 素及びそ の他の部品 を含む。
）は，設置（変更）許可を受けた仕様となる構造及び設計とする。
＜中略＞【23 条 1】

ﾊ-8

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

設置変更許可申請書（本文）(ⅲ) 燃料要素の構造ﾊ(2)(ⅲ)-①
a. 構 造燃料棒は，円筒形被覆管に二酸化ウラン焼結ペレット（一部ガドリニアを含む｡）を挿入し，両端を密封した構造とし，８×８燃料はヘリウムが充填され，新型８×８
燃料，高燃焼度８×８燃料及び９×９燃料はヘリウムが加圧充填されている。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項
【原子炉本体】（基本設計方針）
1. 炉心等ﾊ(2)(ⅲ)-①燃料体（燃料要素及びその他の部品を含む。
）は，設置（変更）許可を受けた仕様となる構造及び設計とする。
＜中略＞第 3.2-1 表 燃料設計仕様概要

b. 主要寸法
燃料棒外径
８×８燃料
約 13 mm
新型８×８燃料
約 12 mm
高燃焼度８×８燃料
約 12 mm
９×９燃料
約 11 mm
被覆管厚さ
８×８燃料
約 0.9 mm
新型８×８燃料
約 0.9 mm
新型８×８ジルコニウムライナ燃料
約 0.9 mm
（うちジルコニウム内張約 0.1 mm）
高燃焼度８×８燃料
約 0.9 mm
（うちジルコニウム内張約 0.1 mm）
９×９燃料
約 0.7 mm
（うちジルコニウム内張約 0.l mm）
ﾊ(2)(ⅲ)-②燃料棒有効長さ
８×８燃料
約 3.7 m
新型８×８燃料
約 3.7 m
高燃焼度８×８燃料 約 3.7 m
９×９燃料（Ａ型）
標準燃料棒
約 3.7 m
部分長燃料棒約 2.2 m
９×９燃料（Ｂ型）
約 3.7 m

（本文十号）
燃料ペレット，燃料被覆管径等の炉心及び燃料形状に関する条件は設計値を用いる。
・記載箇所
ハ(2)(ⅱ)a.(b)(b-1)(b-1-1)(b-1-1-1)
ハ(2)(ⅱ)a.(b)(b-1)(b-1-1)(b-1-1-2)
ハ(2)(ⅱ)a.(b)(b-2)(b-2-1)

整 合 性

備

設置変更許可申請書（本文）の ﾊ(2)(ⅲ)①は，工事の計画において設置許可を受けた仕様となる構造及び設計としており整合している。

【23 条 1】

工事の計画のﾊ(2)(ⅲ)- ② は ， 設 置 変 更許 可
申請書（本文）のﾊ(2)( ⅲ )-② を詳 細に記 載しており整合している。

【原子炉本体】（要目表）

ﾊ(2)(ⅲ)-②
・設置変更許可申請書（本文十号）で使用している炉心及び燃料形状に関する条件は設計値を用いていることから，工事の計画の燃料体の設計と整合してい
る。

ﾊ-9

考

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

設置変更許可申請書（本文）(ⅳ) 燃料集合体の構造
a. 構 造ﾊ(2)(ⅳ)-①８×８燃料は 63 本の燃料棒と 1 本のウォータ･ロッドを，新型８×８燃料は 62 本の燃料棒と 2 本のウォータ・ロッドを，ﾊ(2)(ⅳ)-②高燃焼度８×８燃料
は 60 本の燃料棒と l 本のウォータ・ロッドをそれぞれ 8
行 8 列の正方形に配列し，また，９×９燃料（Ａ型）は74 本の燃料棒（標準燃料棒 66 本及び部分長燃料棒 8本）と 2 本のウォータ･ロッドを，９×９燃料（Ｂ型）は72 本の燃料棒と 1 本のウォータ・チャンネルをそれぞれ
9 行 9 列の正方形に配列し，上端及び下端にタイ・プレートを取り付ける。
燃料集合体の外側にはチャンネル・ボックスを取り付
け，冷却材流路を構成する。各燃料棒の間隔は，ウォー
タ・ロッド又はウォータ・チャンネルで上下方向の位置を定めたスペーサにより一定に保たれる構造とする｡
燃料集合体は，原子炉の使用期間中に生じ得る種々の因子を考慮しても，その健全性を失うことがない設計とする｡
また，燃料集合体は，輸送及び取扱い中に過度の変形を生じない設計とする｡

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画

該当事項

【原子炉本体】（基本設計方針）
1. 炉心等ﾊ(2)(ⅳ)-②燃料体（燃料要素及びその他の部品を含む。
）は，設置（変更）許可を受けた仕様となる構造及び設計とする。
＜中略＞
燃料体は，通常運転時における発電用原子炉内の最高使用圧力，自重，附加荷重，核分裂生成物の蓄積による燃料被覆材の内圧上昇，熱応力等の荷重に耐える設計とする。また，輸送中又は取扱中において，著しい変形を生じない設計とする。
＜中略＞

整 合 性

備

設置変更許可申請書（本文）の ﾊ(2)(ⅳ)①は，本工事計画の対象外である。
設置変更許可申請書（本文）の ﾊ(2)(ⅳ)②は，工事の計画において設置許可を受けた仕様となる構造及び設計としており整合している。

考【23 条 1】

【23 条 4】【23 条 12】

2.1 原子炉圧力容器本体＜中略＞チャンネル・ボックスは，制御棒をガイドし，燃料集合体を保護する設計とする。

b. 主要仕様
燃料集合体における燃料棒配列ﾊ(2)(ⅳ)-②
ﾊ(2)(ⅳ)-①８×８燃料
8×8
ﾊ(2)(ⅳ)-①新型８×８燃料
8×8
ﾊ(2)(ⅳ)-②高燃焼度８×８燃料 8×8
ﾊ(2)(ⅳ)-②９×９燃料
9×9
燃料棒ピッチﾊ(2)(ⅳ)-②
ﾊ(2)(ⅳ)-①８×８燃燃料
約 16 mm
ﾊ(2)(ⅳ)-①新型８×８燃燃料
約 16 mm
ﾊ(2)(ⅳ)-②高燃焼度８×８燃料 約 16 mm
ﾊ(2)(ⅳ)-②９×９燃料
約 14 mm
燃料集合体当たりの燃料棒本数ﾊ(2)(ⅳ)-②
ﾊ(2)(ⅳ)-①８×８燃燃料
63
ﾊ(2)(ⅳ)-①新型８×８燃燃料
62
ﾊ(2)(ⅳ)-②高燃焼度８×８燃料
60
ﾊ(2)(ⅳ)-②９×９燃料（Ａ型）
標準燃料棒
66
ﾊ(2)(ⅳ)-②部分長燃料棒
8９×９燃料（Ｂ型）
72
燃料集合体当たりのウォータ･ロッド本数ﾊ(2)(ⅳ)-②
ﾊ(2)(ⅳ)-①８×８燃料
1
ﾊ(2)(ⅳ)-①新型８×８燃料
2
ﾊ(2)(ⅳ)-②高燃焼度８×８燃料
1

ﾊ-10

設置変更許可申請書（本文）
ﾊ(2)(ⅳ)-②９×９燃料（Ａ型）
2

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画

該当事項

整 合 性

備

燃料集合体当たりのウォータ・チャンネル本数ﾊ(2)(ⅳ)-②
ﾊ(2)(ⅳ)-②９×９燃料（Ｂ型）
1(ⅴ) 最高燃焼度
燃料集合体最高燃焼度
ﾊ(2)(ⅴ)-①８×８燃料
ﾊ(2)(ⅴ)-①新型８×８燃料
高燃焼度８×８燃料
９×９燃料

設置変更許可申請書（本文）の ﾊ(2)(ⅴ)①は，本工事計画の対象外である。

35,000 MWd／t
40,000 MWd／t
50,000 MWd／t
55,000 MWd／t【原子炉本体】（要目表）

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

第 3.2-1 表 燃料設計仕様概要

ﾊ-11

考

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

設置変更許可申請書（本文）(3) ﾊ(3)-①減速材及び反射材の種類
軽水設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
3.1 概 要その 5−９×９燃料が装荷されたサイクル以降
原子炉は，原子炉冷却材（以下 3.では「冷却材」という。
）及び減速材に軽水を使用した強制循環直接サイクル
で，内部気水分離方式及び内蔵ジェット・ポンプ方式を採用した沸騰水型原子炉である。
＜中略＞(4) 原子炉容器
ﾊ(4)-①原子炉容器は，炉心及びジェット･ポンプを収容する耐圧容器であり，上蓋はフランジ部でボルト締めする。

3.5 原子炉圧力容器
3.5.1 概要

ﾊ(4)-②なお，中性子照射による NDT 温度変化を監視するため炉内に試験片を挿入する。

(ⅰ) 構 造a ﾊ(4)(ⅰ)-①形 状
たて形円筒形b 主要寸法ﾊ(4)(ⅰ)-②内 径
約 6.4 mﾊ(4)(ⅰ)-③外 高
約 23 mc ﾊ(4)(ⅰ)-④材 料
母 材
低合金鋼(原子力発電用マンガン
モリブデンニッケル鋼板 2 種相当
品及び原子力発電用鍛鋼品 2 種相
当品)
内 張ステンレス鋼d 主要ノズル取付位置
再循環水出口ノズル
ﾊ(4)(ⅰ)-⑤胴下部
再循環水入口ノズル
ﾊ(4)(ⅰ)-⑤胴下部<中略>
圧力容器は微細な結晶粒子の鋼板で製作するので，母材の放射線照射による影響は小さくなり，中性子照射による靭性低下が少なくなるように設計を行っている。なお，原子炉圧力容器の中性子照射に対する健全性は，監視試験により適切に管理していく｡＜中略＞
圧力容器の蓋は取りはずしが容易なようにフランジ接
続とし，二重 O リングで圧力容器本体と蓋の接続部からの漏えいを防止している。
圧力容器の下端はスカートで支持され，容器の頂部
は，横方向の支持のために，構造物に取付けられた横振動防止機構で支持し，軸方向および半径方向への容器の膨脹はできるようになっている｡
＜中略＞

3.5.2

圧力容器の設計＜中略＞
原子炉圧力容器の仕様は次のとおりである。
最高使用圧力 : 87.9 kg／cm2g
最高使用温度 : 302 ℃
運転圧力: 約 7l.7 kg／cm2abs
運転温度: 約 286 ℃
推定照射量(>1MeV 中性子): 約 3.62×1017nvt（40 定格
負荷相当年時点）＜中略＞
材 料
母 材 : 原子力発電用マンガンモリブデン
ニッケル鋼板 2 種相当品および原子力発電用鍛鋼品 2 種
相当品

工事の計画

該当事項

【原子炉本体】（基本設計方針）
2.1 原子炉圧力容器本体＜中略＞
ﾊ(4)-①原子炉圧力容器は，円筒形の胴部に半球形の下鏡を付した鋼製容器に，半球形の鋼製上部ふたをボルト締めする構造であり，再循環水出ロノズル，再循環水入ロノズル，主蒸気ノズル，給水ノズル等を取り付ける設
計とする。
＜中略＞
原子炉圧力容器は最低使用温度を 21 ℃に設定し，関連温度（初期）を-12 ℃以下に設定することで脆性破壊が生じない設計とする。
中性子照射脆化の影響を受ける原子炉圧力容器にあっては，日本電気協会「原子力発電所用機器に対する破壊靭性の確認試験方法」（ＪＥＡＣ４２０６）に基づき，適切な破壊じん性を有する設計とする。
＜中略＞
2.2 監視試験片
１メガ電子ボルト以上の中性子の照射を受ける原子炉
圧力容器は，当該容器が想定される運転状態において脆性破壊を引き起こさないようにするために，施設時に適用された告示「発電用原子力設備に関する構造等の技術基準（昭和 45 年通商産業省告示第５０１号）」を満足
し，機械的強度及び破壊じん性の変化を確認できる個数のﾊ(4)-②監視試験片を原子炉圧力容器内部に挿入することにより，照射の影響を確認できる設計とする。
監視試験片は，適用可能な日本電気協会「原子炉構造
材の監視試験方法」（ＪＥＡＣ４２０１）により，取り出し及び監視試験を実施する。
【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）】
（基本設
計方針）
「共通項目」
5. 設備に対する要求
5.2 材料及び構造等＜中略＞(2) 破壊じん性a. クラス１容器は，当該容器が使用される圧力，温度，放射線，荷重その他の使用条件に対して適切な破壊
じん性を有する材料を使用する。また，破壊じん性は，寸法，材質又は破壊じん性試験により確認する。

整 合 性
設置変更許可申請書（本文）のﾊ(3)-①
は，本工事計画の対象外である。

工事の計画の ﾊ( 4)-①
は，設置変更許可申請書（本文）の ﾊ( 4)-①
を具体的に記載しており整合している。

備考【23 条 10】【17 条 8】工事の計画の ﾊ( 4)-②
は，設置変更許可申請書（本文）の ﾊ( 4)-②と，文章表現は異なるが，内容に相違はない
ため整合している。

【14 条 20】【22 条 1】

工事の計画のﾊ(4)(ⅰ)- ① は ， 設 置 変 更許 可
申請書（本文）のﾊ(4)( ⅰ )-① を詳 細に記 載しており整合している。

【22 条 2】工事の計画のﾊ(4)(ⅰ)- ② は ， 設 置 変 更許 可
申請書（本文）のﾊ(4)( ⅰ )-② を詳 細に記 載しており整合している。
【17 条 7】工事の計画のﾊ(4)(ⅰ)- ③ は ， 原 子 炉 圧力 容器内高を記載し，設置変更許可申請書（本ﾊ-12【14 条 21】

設置変更許可申請書（本文）
ﾊ(4)(ⅰ)-⑤主蒸気出口ノズル
胴上部
ﾊ(4)(ⅰ)-⑤給水入口ノズル
胴中央部
e ﾊ(4)(ⅰ)-⑥支持方法
下 部
円筒スカート支持
上 部
横振防止機構でドライウエル外周の壁に支持

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3（本文十号）
原子炉圧力容器の形状に関する条件は設計値を用いる。
・記載箇所
ハ(2)(ⅱ)a.(b)(b-1)(b-1-1)(b-1-1-1)
ハ(2)(ⅱ)a.(b)(b-1)(b-1-1)(b-1-1-2)
ハ(2)(ⅱ)a.(b)(b-2)(b-2-1)
ハ(2)(ⅱ)a.(b)(b-4)(b-4-1)(ⅱ) ﾊ(4)(ⅱ)-①最高使用圧力及び最高使用温度
約 88 kg／cm2g，約 300 ℃

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
内 張 : ステンレス鋼
寸 法
全 高 : 約 23 m
胴内径 : 約 6.4 m
全重量(蓋を含む) : 約 750 T
容器支持スカート形状 : 円 筒・設置変更許可申請書（本文十号）で使用している原
子炉圧力容器の形状に関する条件は設計値を用いていることから，工事の計画の原子炉圧力容器の設計と整合している。

工事の計画 該当事項
原子炉圧力容器については，原子炉圧力容器の脆性破壊を防止するため，中性子照射脆化の影響を考慮した最低試験温度を確認し，適切な破壊じん性を維持できるよう，原子炉冷却材温度及び圧力の制限範囲を設定することを保安規定に定めて管理する。

整 合 性文）のﾊ(4)(ⅰ)-③
は，原子炉圧力容器外高を記載しており，同一設備の寸法を記載している。

【原子炉本体】（基本設計方針）
2.1 原子炉圧力容器本体＜中略＞
原子炉圧力容器は，円筒形の胴部に半球形の下鏡を付した鋼製容器に，半球形の鋼製上部ふたをボルト締めする構造であり，再循環水出ロノズル，再循環水入ロノズ
ル，ﾊ(4)(ⅰ)-⑤主蒸気ノズル，給水ノズル等を取り付ける設計とする。
＜中略＞
ﾊ(4)(ⅰ)-⑥原子炉圧力容器の支持方法は，原子炉圧力容器スカートで下端を固定し，原子炉圧力容器スタビライ
ザによって水平方向に支持する設計とする。
＜中略＞【原子炉本体】（要目表）

工事の計画のﾊ(4)(ⅰ)- ④ は ， 設 置 変 更許 可
申請書（本文）のﾊ(4)- ④ を 詳 細 に 記 載し ており整合している。
工事の計画のﾊ(4)(ⅰ)- ⑤ は ， 設 置 変 更許 可
申請書（本文）のﾊ(4)- ⑤ ， 文 章 表 現 は異 なるが，内容に相違はな
いため整合している。
工事の計画の「主蒸気ノズル」は，設置変更
許可申請書（本文）の「主蒸気出口ノズル」と同一設備であり整合している。

ﾊ(4)(ⅰ)-①

ﾊ(4)(ⅰ)-②
ﾊ(4)(ⅰ)-③

ﾊ(4)(ⅱ)-① 工事の計画の「給水ノズル」は，設置変更許可申請書（本文）の「給水入口ノズル」と同一設備であり整合している。
工事の計画のﾊ(4)(ⅰ)- ⑥ は ， 設 置 変 更許 可
申請書（本文）のﾊ(4)( ⅰ )-⑥ と， 文章表 現は異なるが，内容に相違はないため整合している。

ﾊ(4)(ⅰ)-⑤

工事の計画のﾊ(4)(ⅱ)- ① は ， 設 置 変 更許 可
申請書（本文）のﾊ(4)( ⅱ )-① を詳 細に記 載しており整合している。
88 kg/cm2g×0.0980665

ﾊ-13

備

考

【23 条 10】【23 条 11】

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画

該当事項

整 合 性
＝8.629MPa

備

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

設置変更許可申請書（本文）

ﾊ-14

考

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画

該当事項

整 合 性

備

ﾊ(4)(ⅰ)-④

ﾊ-15

考設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画

該当事項

整 合 性

備

ﾊ(4)(ⅰ)-④

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

ﾊ(4)(ⅰ)-③

ﾊ-16

考設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画

該当事項

整 合 性

備

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

設置変更許可申請書（本文）

ﾊ-17

考

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画(5) 放射線遮蔽体の構造
主要な放射線遮蔽体は，ドライウエル外周の壁，原子炉建屋外壁である｡

整 合 性

備

設置変更許可申請書（本文）の「ドライウエル外周の壁」は，本工事計画の対象外である。
工事の計画の「二次遮蔽」は，設置変更許可
申請書（本文）の「原子炉建屋外壁」と同一設備であり整合している。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3【放射線管理施設】
（要目表）

該当事項

(6) その他の主要な事項
な し

ﾊ-18

考