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東海第二発電所 工事計画認可申請書の修正を考慮すべき箇所の抽出結果
分野

No

図書名

目録と合わせた記載
以下から選択【要目表，基本設計方針，整合性，適 例：V-5-1-1-1「●●●に関する説明書」
用基準/規格，品質管理，健全性，機械，電気･制御，地震･津波，耐震，耐津波，強度，建築，火災，溢水，外部
事象，その他（●●）】
1

整合性

2

整合性

当該ページ 章番号

Ⅴ-1-1-1 発電用原子炉の設置の許可との整
P.ロ-4
合性に関する説明書
Ⅴ-1-1-1 発電用原子炉の設置の許可との整
P.ロ-70合性に関する説明書

修正要領
例：「●●」→「●●●」（変更，追記）
例：「●●」を削除

同じ修正が複数ある場合は、該当ページを全て記載すること重要度
Ａ～Ｃを選択。重要度：：Ａ＞Ｂ＞Ｃ【凡例】
Ａ：文意が異なる。意味が異なる。
Ｂ：修正したほうがよい。修正なしでも意味は理解可能。適正化
Ｃ：誤字，脱字の程度の間違い

ロ項

基本設計方針の修正に伴い，工事の計画に「k. 耐震重要施設にＡ
ついては，･･･」の追加

ロ項

設置変更許可申請書(本文)の「設置許可基準規則」について，下線（破線）の追加

Ｂ

3

整合性

Ⅴ-1-1-1 発電用原子炉の設置の許可との整
P.ロ-94
合性に関する説明書

ロ項

ﾛ(3)(ⅰ)a.(a)-④の整合性説明（理由）の適正化
・「V-1-1-2-1 耐震設計上重要な設備を設置する施設に対する自然現象等への配慮に関する説明書」「V-1-1-2-1 発電用原子Ｂ
炉施設に対する自然現象等による損傷の防止に関する説明書」
・「地震を除く自然現象による衝撃と設計基準事故又は重大事故等時の荷重が重ならない」の「又は重大事故等時」を削除

4

整合性

Ⅴ-1-1-1 発電用原子炉の設置の許可との整
P.ロ-95
合性に関する説明書

ロ項

ﾛ(3)(ⅰ)a.(a)-⑨の整合性説明（理由）の適正化
・「V-1-1-2-1 耐震設計上重要な設備を設置する施設に対する自Ｂ
然現象等への配慮に関する説明書」「V-1-1-2-1 発電用原子炉施設に対する自然現象等による損傷の防止に関する説明書」

5

整合性

ロ項

ロ(3)(ⅰ)a.(c)(c-4)-④の整合性説明（理由）の適正化
・「を具体的に記載しており」「と同義であり」に修正

Ｂ

P.ロ-178ロ項

附番修正・ﾛ(3)a.(g)-⑥

Ｃ

P.ロ-181ロ項

ﾛ(3)(ⅰ)a.(g)-⑨の整合性説明（理由）の適正化
・「工事計画の・・・」「工事の計画の・・・」に修正

Ｃ

P.ロ-204ロ項

附番修正
・ﾛ(3)a.(m)-①

ﾛ(3)(ⅰ)a.(m)-①

Ｃ

ロ項

附番修正
・ﾛ(3)a.(v)-①・ﾛ(3)a.(v)-②・ﾛ(3)a.(v)-③・ﾛ(3)a.(v)-④

ﾛ(3)(ⅰ)a.(v)-①
ﾛ(3)(ⅰ)a.(v)-②
ﾛ(3)(ⅰ)a.(v)-③
ﾛ(3)(ⅰ)a.(v)-④

ロ項

附番修正
・ﾛ(3)a.(v)-⑤ﾛ(3)(ⅰ)a.(v)-⑤

ロ項

附番修正
・ﾛ(3)a.(w)-①

ﾛ(3)(ⅰ)a.(w)-①

ロ項

附番修正
・ﾛ(3)a(ac)-①・ﾛ(3)a(ac)-②・ﾛ(3)a(ac)-③

ﾛ(3)(ⅰ)a.(ac)-①
ﾛ(3)(ⅰ)a.(ac)-②
ﾛ(3)(ⅰ)a.(ac)-③

ロ項

附番修正
・ﾛ（3）(ⅰ)a.(a)-①

ロ項

附番修正
・ﾛ(3)(ⅰ)a.(b)(b-4)-①

6

整合性

7

整合性

8

整合性

9

整合性

10

整合性

11

整合性

12

整合性

13

整合性

14

整合性

Ⅴ-1-1-1 発電用原子炉の設置の許可との整合性に関する説明書
Ⅴ-1-1-1 発電用原子炉の設置の許可との整合性に関する説明書
Ⅴ-1-1-1 発電用原子炉の設置の許可との整合性に関する説明書
Ⅴ-1-1-1 発電用原子炉の設置の許可との整合性に関する説明書

P.ロ-148

Ⅴ-1-1-1 発電用原子炉の設置の許可との整
P.ロ-230
合性に関する説明書
Ⅴ-1-1-1 発電用原子炉の設置の許可との整
P.ロ-231
合性に関する説明書
Ⅴ-1-1-1 発電用原子炉の設置の許可との整
P.ロ-232
合性に関する説明書
Ⅴ-1-1-1 発電用原子炉の設置の許可との整
P.ロ-259
合性に関する説明書
Ⅴ-1-1-1 発電用原子炉の設置の許可との整
P.ロ-265
合性に関する説明書
Ⅴ-1-1-1 発電用原子炉の設置の許可との整
P.ロ-283
合性に関する説明書

ﾛ(3)(ⅰ)a.(g)-⑥

ﾛ(3)(ⅰ)b.(a)-①
ﾛ(3)(ⅰ)b.(b)(b-4)-①

日本原子力発電（株）
TK-1-2178 改0
平成30年10月9日

Ｃ

Ｃ
Ｃ

Ｃ

Ｃ
Ｃ

東海第二発電所 工事計画認可申請書の修正を考慮すべき箇所の抽出結果
分野

No

図書名

目録と合わせた記載
以下から選択【要目表，基本設計方針，整合性，適 例：V-5-1-1-1「●●●に関する説明書」
用基準/規格，品質管理，健全性，機械，電気･制御，地震･津波，耐震，耐津波，強度，建築，火災，溢水，外部
事象，その他（●●）】当該ページ 章番号
同じ修正が複数ある場合は、該当ページを全て記載すること修正要領

重要度

例：「●●」→「●●●」（変更，追記）
例：「●●」を削除

Ａ～Ｃを選択。重要度：：Ａ＞Ｂ＞Ｃ【凡例】
Ａ：文意が異なる。意味が異なる。
Ｂ：修正したほうがよい。修正なしでも意味は理解可能。適正化
Ｃ：誤字，脱字の程度の間違い
Ｃ

15

整合性

Ⅴ-1-1-1 発電用原子炉の設置の許可との整
P.ロ-286
合性に関する説明書

ロ項

ﾛ(3)(ⅰ)b.(c)(c-1-1-1)-①の整合性説明（理由）の適正化
・「工事計画の・・・」「工事の計画の・・・」に修正

16

整合性

Ⅴ-1-1-1 発電用原子炉の設置の許可との整
P.ロ-287
合性に関する説明書

ロ項

設置変更許可申請書(本文)の「電磁的障害に対して」について，下線（破線）の追加
Ｂ
設置変更許可申請書(添八)の「電磁的障害に対して」について，下線（実線）の削除

17

整合性

Ⅴ-1-1-1 発電用原子炉の設置の許可との整
P.ロ-296
合性に関する説明書

ロ項

設置変更許可申請書(本文)の「風荷重を考慮すること又は」，「設置若しくは」について，下線（実線）の追加

Ｂ

18

整合性

ロ項

ﾛ(3)(ⅰ)b.(c)(c-4-1-4)-①について，「ﾛ」の下線（実線）削除

Ｃ

19

整合性

ハ項

備考欄の記載修正
・「既許可との整合」を削除

Ｂ（指摘事項）20

整合性

Ⅴ-1-1-1 発電用原子炉の設置の許可との整
P.ハ-9
合性に関する説明書

ハ項

設置変更許可申請書（本文）の「８×８燃料」，「新型８×８燃料」に
Ｃ
ついて，附番を追加し，本工事計画の対象外で整理

21

整合性

Ⅴ-1-1-1 発電用原子炉の設置の許可との整P.ニ-54
合性に関する説明書

ニ項

使用済燃料プール温度（ＳＡ）の要目表の表題適正化
・「３ 使用済燃料貯蔵設備に係る次の事項」を追加

22

整合性

Ⅴ-1-1-1 発電用原子炉の設置の許可との整
P.ホ-46
合性に関する説明書

ホ項

常設高圧代替注水系ポンプの要目表の修正に伴い，工事の計画
Aの常設高圧代替注水系ポンプの要目表を修正

23

整合性

P.ヘ-1

ヘ項

ﾍ-③の整合性説明（理由）の適正化
・「工事計画の・・・」「工事の計画の・・・」に修正

Ｃ

24

整合性

P.ヘ-37

ヘ項

整合性欄記載の附番修正
・ﾍ(3)(ⅰ)b.-④
ﾍ(3)(ⅱ)b.-④

Ｃ（指摘事項）25

整合性

P.ヘ-38ヘ項

整合性欄の計算式修正
・76.2×1.2≒61
76.2×0.8≒61

Ｃ（指摘事項）26

整合性

P.ヘ-50ヘ項

設置変更許可申請書（添八）の「ばい煙，有毒ガス，降下火砕
物･･･」の「ば」について，下線（実線）を追加

Ｃ

27

整合性

Ⅴ-1-1-1 発電用原子炉の設置の許可との整
P.ト-2
合性に関する説明書

ト項

設置変更許可申請書（本文）の「排気口の位置」について，下線（破線）を削除Ｃ
設置変更許可申請書（添八）の「排気筒」について，下線（破線）を
削除

28

整合性

Ⅴ-1-1-1 発電用原子炉の設置の許可との整
P.リ-17
合性に関する説明書

リ項

附番修正
・ﾘ(3)(ⅱ)a.(a)(a-2)(a-2-1)
・ﾘ(3)(ⅱ)a.(a)(a-2)(a-2-2)

Ⅴ-1-1-1 発電用原子炉の設置の許可との整
P.ロ-302
合性に関する説明書
Ⅴ-1-1-1 発電用原子炉の設置の許可との整P.ハ-1
合性に関する説明書

Ⅴ-1-1-1 発電用原子炉の設置の許可との整合性に関する説明書
Ⅴ-1-1-1 発電用原子炉の設置の許可との整合性に関する説明書
Ⅴ-1-1-1 発電用原子炉の設置の許可との整合性に関する説明書
Ⅴ-1-1-1 発電用原子炉の設置の許可との整合性に関する説明書

ﾘ(3)(ⅱ)a.(a)(a-2)(a-2-1)-①
ﾘ(3)(ⅱ)a.(a)(a-2)(a-2-2)-①

Ｃ（指摘事項）Ｃ

東海第二発電所 工事計画認可申請書の修正を考慮すべき箇所の抽出結果
分野

No

図書名

目録と合わせた記載
以下から選択【要目表，基本設計方針，整合性，適 例：V-5-1-1-1「●●●に関する説明書」
用基準/規格，品質管理，健全性，機械，電気･制御，地震･津波，耐震，耐津波，強度，建築，火災，溢水，外部
事象，その他（●●）】当該ページ 章番号
同じ修正が複数ある場合は、該当ページを全て記載すること修正要領

重要度

例：「●●」→「●●●」（変更，追記）
例：「●●」を削除

Ａ～Ｃを選択。重要度：：Ａ＞Ｂ＞Ｃ【凡例】
Ａ：文意が異なる。意味が異なる。
Ｂ：修正したほうがよい。修正なしでも意味は理解可能。適正化
Ｃ：誤字，脱字の程度の間違い
Ｃ

29

整合性

Ⅴ-1-1-1 発電用原子炉の設置の許可との整
P.リ-21
合性に関する説明書

リ項

附番修正
・ﾘ(3)(ⅱ)a.(b)(b-1)(b-1-2)

ﾘ(3)(ⅱ)a.(b)(b-1)(b-1-2)-①

30

整合性

Ⅴ-1-1-1 発電用原子炉の設置の許可との整
P.リ-22
合性に関する説明書

リ項

附番修正
・ﾘ(3)(ⅱ)a.(b)(b-2)(b-2-1)

ﾘ(3)(ⅱ)a.(b)(b-2)(b-2-1)-①

31

整合性

Ⅴ-1-1-1 発電用原子炉の設置の許可との整
P.リ-23
合性に関する説明書

リ項

附番修正
・ﾘ(3)(ⅱ)a.(b)(b-2)(b-2-2)・ﾘ(3)(ⅱ)a.(b)(b-2)(b-2-3)

ﾘ(3)(ⅱ)a.(b)(b-2)(b-2-2)-①
ﾘ(3)(ⅱ)a.(b)(b-2)(b-2-3)-①

32

整合性

Ⅴ-1-1-1 発電用原子炉の設置の許可との整
P.リ-75
合性に関する説明書

リ項

常設高圧代替注水系ポンプの要目表の修正に伴い，工事の計画
Aの常設高圧代替注水系ポンプの要目表を修正

33

整合性

Ⅴ-1-1-1 発電用原子炉の設置の許可との整
P.リ-141
合性に関する説明書

リ項

工事の計画の附番修正
・ﾘ(4)(ⅴ)-⑥
ﾘ(4)(ⅳ)-⑥

Ｃ

34

整合性

Ⅴ-1-1-1 発電用原子炉の設置の許可との整
P.ヌ-28
合性に関する説明書

ヌ項

代替所内電気設備の緊急用メタクラ等の盤の位置的分散についての整合性説明（理由）の適正化
・「内容を含んでいる」「文章表現は異なるが内容に相違はない」に修正

Ｂ（指摘事項）35

整合性

Ⅴ-1-1-1 発電用原子炉の設置の許可との整
P.ヌ-103
合性に関する説明書

ヌ項

附番修正
・ﾇ(ⅲ)-①
・ﾇ(ⅲ)-②

Ｃ

36

整合性

Ⅴ-1-1-1 発電用原子炉の設置の許可との整
P.ヌ-105
合性に関する説明書

ヌ項

附番修正
ﾇ(3)(ⅳ)-①
・ﾇ(ⅳ)-①
・ﾇ(ⅳ)-②
ﾇ(3)(ⅳ)-②
設置変更許可申請書（本文）の「軽油貯蔵タンク」の「軽」について，下線（破線）を追加

Ｃ

37

整合性

Ⅴ-1-1-1 発電用原子炉の設置の許可との整
P.ヌ-114
合性に関する説明書

ヌ項

設置変更許可申請書（本文）の附番修正
・(3)(ⅵ)-⑤ﾇ(3)(ⅵ)-⑤

Ｃ

ヌ項

設置変更許可申請書（本文）の「無線連絡設備（固定型）」について，本文に下線（実線）を追加
工事の計画の「電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端
末及びＦＡＸ ）（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。）」の「（」について，下線（破線）を下線（実線）に修正
Ｂ，Ｃ
ﾇ(3)(ⅵ)-⑩の整合性説明（理由）の適正化
・「具体的に記載しており」「含んでおり」
ﾇ(3)(ⅵ)-⑫の整合性説明（理由）の適正化
・「工事計画の・・・」「工事の計画の・・・」に修正

38

整合性

Ⅴ-1-1-1 発電用原子炉の設置の許可との整
P.ヌ-124
合性に関する説明書

ﾇ(3)(ⅲ)-①
ﾇ(3)(ⅲ)-②

ＣＣ東海第二発電所 工事計画認可申請書の修正を考慮すべき箇所の抽出結果
分野

No

図書名

目録と合わせた記載
以下から選択【要目表，基本設計方針，整合性，適 例：V-5-1-1-1「●●●に関する説明書」
用基準/規格，品質管理，健全性，機械，電気･制御，地震･津波，耐震，耐津波，強度，建築，火災，溢水，外部
事象，その他（●●）】
39

整合性

40

整合性

41

42

整合性

整合性

43

整合性

44

整合性

45

整合性

46

整合性

当該ページ 章番号

Ⅴ-1-1-1 発電用原子炉の設置の許可との整
P.ヌ-129
合性に関する説明書
Ⅴ-1-1-1 発電用原子炉の設置の許可との整
P.ヌ-131
合性に関する説明書

Ⅴ-1-1-1 発電用原子炉の設置の許可との整
P.ヌ-142
合性に関する説明書

Ⅴ-1-1-1 発電用原子炉の設置の許可との整
P.ヌ-146
合性に関する説明書

Ⅴ-1-1-1 発電用原子炉の設置の許可との整
P.ヌ-149
合性に関する説明書

Ⅴ-1-1-1 発電用原子炉の設置の許可との整
P.ヌ-150
合性に関する説明書
Ⅴ-1-1-1 発電用原子炉の設置の許可との整
P.ヌ-152
合性に関する説明書

Ⅴ-1-1-1 発電用原子炉の設置の許可との整
P.ヌ-155
合性に関する説明書

修正要領

重要度

例：「●●」→「●●●」（変更，追記）
例：「●●」を削除

Ａ～Ｃを選択。重要度：：Ａ＞Ｂ＞Ｃ【凡例】
Ａ：文意が異なる。意味が異なる。
Ｂ：修正したほうがよい。修正なしでも意味は理解可能。適正化
Ｃ：誤字，脱字の程度の間違い

ヌ項ﾇ(3)(ⅵ)-⑰の整合性説明（理由）の適正化
・「工事計画の・・・」「工事の計画の・・・」に修正

Ｃヌ項ﾇ(3)(ⅵ)-⑳の整合性説明（理由）の適正化
・「工事計画の・・・」「工事の計画の・・・」に修正

Ｃ

ヌ項

工事の計画の「必要な数量の衛星電話設備（固定型）及び携行型
有線通話装置を中央制御室及び緊急時対策所内に」，「必要な数量の衛星電話設備（携帯型）及び無線連絡設備（携帯型）を緊急時対策所内に」，「設計とする。」について，下線（破線）を追加
Ｂ
工事の計画の「保管する」について，下線（実線）を下線（破線）に修正
工事の計画の附番「ﾇ(3)(ⅶ)-④」の位置を修正

ヌ項

工事の計画の「必要な数量の衛星電話設備（固定型）を中央制御室及び緊急時対策所内に」，「必要な数量の衛星電話設備（携帯型）及び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Ｂ
レビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ）を緊急時対策所内に」，「設計とする。」について，下線（破線）を追加
工事の計画の附番「ﾇ(3)(ⅶ)-⑧」の位置を修正

ヌ項

設置変更許可申請書（本文）の「送受話器（ページング）」について，下線（破線）を下線（実線）に修正
工事の計画の「送受話器（ページング）」について，下線（破線）を下線（実線）に修正
工事の計画の２箇所目の「送受話器（ページング）」について，附番
Ｂ，Ｃ「ﾇ(3)(ⅶ)-⑩」を削除
ﾇ(3)(ⅶ)-⑩の整合性説明（理由）の適正化
・「を具体的に記載しており」「と同義であり」に修正
ﾇ(3)(ⅶ)-⑫の整合性説明（理由）の適正化
・「工事計画の・・・」「工事の計画の・・・」に修正

ヌ項

ﾇ(3)(ⅶ)-⑭の整合性説明（理由）の適正化
・「工事計画の・・・」「工事の計画の・・・」に修正

Ｃヌ項ﾇ(3)(ⅶ)-⑰の整合性説明（理由）の適正化
・「工事計画の・・・」「工事の計画の・・・」に修正

Ｃヌ項ﾇ(ⅷ)-①,②,③の整合性説明（理由）の適正化
・「工事計画の・・・」「工事の計画の・・・」に修正
附番修正
・ﾇ(ⅷ)-①
ﾇ(3)(ⅷ)-①・ﾇ(ⅷ)-②
ﾇ(3)(ⅷ)-②・ﾇ(ⅷ)-③
ﾇ(3)(ⅷ)-③

Ｃ

同じ修正が複数ある場合は、該当ページを全て記載すること

東海第二発電所 工事計画認可申請書の修正を考慮すべき箇所の抽出結果
分野

No

図書名

目録と合わせた記載
以下から選択【要目表，基本設計方針，整合性，適 例：V-5-1-1-1「●●●に関する説明書」
用基準/規格，品質管理，健全性，機械，電気･制御，地震･津波，耐震，耐津波，強度，建築，火災，溢水，外部
事象，その他（●●）】当該ページ 章番号

修正要領
例：「●●」→「●●●」（変更，追記）
例：「●●」を削除

同じ修正が複数ある場合は、該当ページを全て記載すること重要度
Ａ～Ｃを選択。重要度：：Ａ＞Ｂ＞Ｃ【凡例】
Ａ：文意が異なる。意味が異なる。
Ｂ：修正したほうがよい。修正なしでも意味は理解可能。適正化
Ｃ：誤字，脱字の程度の間違い

47

整合性

Ⅴ-1-1-1 発電用原子炉の設置の許可との整
P.ヌ-157
合性に関する説明書

ヌ項

ﾇ(ⅷ)-④,⑤,⑥の整合性説明（理由）の適正化
・「工事計画の・・・」「工事の計画の・・・」に修正
附番修正
・ﾇ(ⅷ)-④
ﾇ(3)(ⅸ)-①・ﾇ(ⅷ)-⑤
ﾇ(3)(ⅸ)-②・ﾇ(ⅷ)-⑥
ﾇ(3)(ⅸ)-③48

整合性

Ⅴ-1-1-1 発電用原子炉の設置の許可との整
P.ヌ-159
合性に関する説明書

ヌ項

ﾇ(ⅷ)-⑦の整合性説明（理由）の適正化
・「工事計画の・・・」「工事の計画の・・・」に修正
附番修正
・ﾇ(ⅷ)-⑦
ﾇ(3)(ⅹ)-①

Ｃ

49

整合性

P.ヌ-160ヌ項

附番修正
・ﾇ(ⅷ)-⑦

ﾇ(3)(ⅹ)-①

Ｃ

50

整合性

P.ヌ-161ヌ項

附番修正・ﾇ(ⅷ)-⑦

ﾇ(3)(ⅹ)-①

P.ヌ-162ヌ項

附番修正・ﾇ(ⅷ)-⑦

ﾇ(3)(ⅹ)-①

P.ヌ-164

ヌ項

設置変更許可申請書（本文）の「基数」について，本文の下線（破線）を下線（実線）に修正

ＣＣ

Ⅴ-1-1-1 発電用原子炉の設置の許可との整合性に関する説明書
Ⅴ-1-1-1 発電用原子炉の設置の許可との整合性に関する説明書
Ⅴ-1-1-1 発電用原子炉の設置の許可との整合性に関する説明書
Ⅴ-1-1-1 発電用原子炉の設置の許可との整合性に関する説明書

Ｃ

Ｃ

51

整合性

52

整合性

53

整合性

Ⅴ-1-1-1 発電用原子炉の設置の許可との整
P.ヌ-165
合性に関する説明書

ヌ項

設置変更許可申請書（本文）の「基数」について，本文の下線（破線）を下線（実線）に修正
整合性欄の記載の修正
・「設置許可申請書･･･」「設置変更許可申請書･･･」

54

整合性（補足）補足-20【発電用原子炉の設置の許可との整合P.資1-3共-6性に関する説明書に係る補足説明資料】－

基本設計方針の修正に伴い，工事の計画に「k. 耐震重要施設にＡ
ついては，･･･」の追加

ＣNT2 補② Ⅴ-1-1-1 R4

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

また，弾性設計用地震動Ｓｄによる地震力又は静的地
震力のいずれか大きい方の地震力に対して，おおむね弾性状態に留まる範囲で耐えられる設計とする。

また，設置（変更）許可を受けた弾性設計用地震動Ｓｄ（以下「弾性設計用地震動Ｓｄ」という。）による地震力
又は静的地震力のいずれか大きい方の地震力に対して，
おおむね弾性状態に留まる範囲で耐えられる設計とする。
＜中略＞(7) Ｂクラスの施設は，静的地震力に対しておおむね弾性状態に留まる範囲で耐えられるように設計する。

g. ﾛ(1)(ⅰ)c.-①bＢクラスの施設は，静的地震力に対しておおむね弾性状態に留まる範囲で耐えられる設計とする。
また，共振のおそれのある施設については，その影響についての検討を行う。その場合，検討に用いる地震動
は，弾性設計用地震動Ｓｄに 2 分の 1 を乗じたものとする。当該地震動による地震力は，水平 2 方向及び鉛直方向について適切に組み合わせて算定するものとする。

【5 条 8】ﾛ(1)(ⅰ)c.-①cＣクラスの施設は，静的地震力に対しておおむね弾性状態に留まる範囲で耐えられる設計とする。
＜中略＞【5 条 9】

また，共振のおそれのある施設については，その影響についての検討を行う。その場合，検討に用いる地震動は，弾性設計用地震動Ｓｄに２分の１を乗じたものとする。なお，当該地震動による地震力は，水平２方
向及び鉛直方向について適切に組み合わせて算定するものとし，Ｓクラス施設と同様に許容限界の範囲内に留まることを確認する。
(8) Ｃクラスの施設は，静的地震力に対しておおむね弾性状態に留まる範囲で耐えられるように設計する。

整 合 性

備

考

【5 条 10】【50 条 12】h. 耐震重要施設及び常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置される重大事故等対処施設が，それ以外の発電所内にある施設（資機材等含む。
）の波及的影響によって，その安全機能及び重大事故等に対処するために必要な機能を損なわない設計とする。
【5 条 14】k. 耐震重要施設については，地盤変状が生じた場合においても，その安全機能が損なわれないよう，適切な対策を講ずる設計とする。
常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置される重大事故等対処施設については，地盤変状が生じた場合においても，重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがないよう，適切な対策を講ずる設計とする。
また，杭基礎構造部は，その周辺地盤を強制的に液状化させることを仮定した場合においても，支持機能及び構造健全性が確保される設計とする。
1.3.1.3 地震力の算定方法
設計基準対象施設の耐震設計に用いる地震力の算定は以下の方法による。
(1) 静的地震力
静的地震力は，Ｓクラスの施設（津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備を除く。），Ｂクラス及びＣク
ラスの施設に適用することとし，それぞれ耐震重要度分(3) 地震力の算定方法
耐震設計に用いる地震力の算定は以下の方法による。
a.

静的地震力
設計基準対象施設に適用する静的地震力は，Ｓクラスの施設（津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備を除く。），Ｂクラス及びＣクラスの施設に適用す

ﾛ-41

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R4

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

ﾛ(2)(ⅲ)-②ただし，敷地に遡上する津波は防潮堤内側への津波の越流及び回り込みを前提としていることから，ﾛ(2)(ⅲ)-③外郭防護 1 の津波の敷地への流入防止のうち，遡上波の地上部からの到達防止に対するﾛ(2)(ⅲ)④津波防護対策の多重化については，「設置許可基準規則」第四十条及び同規則別記 3 の規定並びに審査ガイドの確認項目は準用せず，外郭防護及び内郭防護を兼用す
る設計とする。

ただし，敷地に遡上する津波は防潮堤内側への津波の越流及び回込みを前提としていることから，外郭防護 1の津波の敷地への流入防止のうち，遡上波の地上部からの到達防止に対する津波防護対策の多重化については，「設置許可基準規則第四十条及び同規則別記 3」の規定並
びに審査ガイドの確認項目は準用せず，外郭防護及び内郭防護を兼用する設計とする。

工事の計画 該当事項
1.3 津波防護対策(1) 敷地への浸水防止（外郭防護１）
b. 敷地に遡上する津波に対する防護対象設備を内包する建屋及び区画への浸水防止ﾛ(2)(ⅲ)-③（外郭防護１）(a) 遡上波の地上部からの流入の防止＜中略＞
評価の結果，ﾛ(2)(ⅲ)-②敷地に遡上する津波は，防潮堤を越流し地上部から防護対象の建屋及び区画に到達するため，敷地に遡上する津波に対する防護対象設備（貯留堰及び取水構造物を除く。）を内包する建屋又は区画（常設代替高圧電源装置置場（西側淡水貯水設備，高所
東側接続口，高所西側接続口，西側ＳＡ立坑，東側ＤＢ立坑，軽油貯蔵タンクを含む。），緊急時対策所建屋，可搬型重大事故等対処設備保管場所（西側）及び可搬型重
大事故等対処設備保管場所（南側）を除く。）に対する津波防護施設として，ﾛ(2)(ⅲ)-④原子炉建屋外壁並びに原
子炉建屋原子炉棟水密扉，原子炉建屋付属棟西側水密扉，原子炉建屋付属棟東側水密扉，原子炉建屋付属棟南側水密扉，原子炉建屋付属棟北側水密扉 1 及び原子炉建屋付属棟北側水密扉 2（以下「原子炉建屋水密扉」という。）を設置する設計とする。
また，浸水防止設備として，ﾛ(2)(ⅲ)-④原子炉建屋水密扉，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，常設低圧代替注水系格納槽
可搬型ポンプ用水密ハッチ，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を設置する。
原子炉建屋 1 階の貫通部及び常設代替高圧電源装置用
カルバート（立坑部）の地下 1 階床面貫通部に対しては止水処置を実施する。
＜中略＞

整 合 性

備

工事の計画のﾛ(2)(ⅲ)- ② は ，設 置 変 更 許可
申請書（本文）のﾛ(2)(ⅲ )-② を具体的に記載しており整合している。

考【54 条波 19】工事の計画のﾛ(2)(ⅲ)- ③ は ，設 置 変 更 許可
申請書（本文）のﾛ(2)(ⅲ )-③ と同義であり整合している。

工事の計画のﾛ(2)(ⅲ)- ④ は ，設 置 変 更 許可
申請書（本文）のﾛ(2)(ⅲ )-④ を具体的に記載しており，外郭防護及び内郭防護で兼用していることから整合している。

(3) 津波による溢水の重要な安全機能及び重大事故等に対処するために必要な機能への影響防止（内郭防護）
a. 基準津波による影響防止(b) 浸水防護重点化範囲の境界における浸水対策＜中略＞
評価の結果，浸水防護重点化範囲への浸水の可能性のある経路，浸水口が特定されたことから，地震による設備の損傷箇所からの津波の流入を防止するための設計基
準対象施設の浸水防止設備として，ﾛ(2)(ⅲ)-④海水ポン
プ室ケーブル点検口浸水防止蓋，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の設置並びに海水ポン
プ室貫通部止水処置，原子炉建屋境界地下階貫通部止水処置及び常設代替高圧電源装置用カルバート（立坑部）
貫通部止水処置を実施する設計とする。

【54 条波 20】【6 条 26】

ﾛ-70

2

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
2.3.2 設計基準事故時及び重大事故等時に生じる荷重と
の組合せ

整 合 性

備

上記に加え，ﾛ(3)(ⅰ)a.(a)-③重要安全施設は，科学的技術的知見を踏まえ，ﾛ(3)(ⅰ)a.(a)-③当該重要安全施設に大きな影響を及ぼすおそれがあると想定される自然現象によりﾛ(3)(ⅰ)a.(a)-③当該重要安全施設に作用するﾛ(3)(ⅰ)a.(a)-④衝撃及び設計基準事故時に生じる応力について，それぞれの因果関係及び時間的変化を考慮して適切に組み合わせる。

上記に加え，重要安全施設は，科学的技術的知見を踏まえ，当該重要安全施設に大きな影響を及ぼすおそれがあると想定される自然現象により当該重要安全施設に作用する衝撃及び設計基準事故時に生じる応力について，それぞれの因果関係及び時間的変化を考慮して適切に組み合わせる。

科学的技術的知見を踏まえ，ﾛ(3)(ⅰ)a.(a)-③外部事象防護対象施設及び屋内の重大事故等対処設備のうち，
特に自然現象（地震及び津波を除く。）の影響を受けやす
く，かつ，代替手段によってその機能の維持が困難であるか，又はその修復が著しく困難な構築物，系統及び機器は，大きな影響を及ぼすおそれがあると想定される自然現象（地震及び津波を除く。）により作用するﾛ(3)(ⅰ)a.(a)-④衝撃が設計基準事故及び重大事故等時に生じる応力と重なり合わない設計とする。

工事の計画のﾛ(3)(ⅰ)a.(a)-③の「外部事象防護対象施設」は，「クラス１，クラス２に属する構築物，系統及び機器及び安全評価上その機能に期待するクラス３に属する構築物，
系統及び機器」であり設置変更許可申請書（本文）のﾛ(3)(ⅰ)a.
(a)-③を含んでおり整合している。

【7 条 11】

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R4

屋外の重大事故等対処設備は，重大事故等時において，万が一，使用中に機能を喪失した場合であっても，可搬型重大事故等対処設備によるバックアップが可能となるように位置的分散を考慮して可搬型重大事故等対処
設備を複数保管する設計とすることにより，想定される自然現象（地震及び津波を除く。）により作用する衝撃が重大事故等時に生じる応力と重なり合わない設計とする。
具体的には，建屋内に設置される外部事象防護対象施設及び重大事故等対処設備については，建屋によって地震を除く自然現象の影響を防止することにより，設計基準事故又は重大事故等が発生した場合でも，地震を除く
自然現象による影響を受けない設計とする。
屋外に設置されている外部事象防護対象施設について
は，設計基準事故が発生した場合でも，機器の運転圧力や温度等が変わらないため，設計基準事故時荷重が発生するものではなく，自然現象による衝撃と重なることはない。
屋外に設置される重大事故等対処設備について，津波に対しては津波高さを考慮した配置，竜巻に対しては位置的分散を考慮した配置並びに竜巻防護設計によって保管中に機能を損なわない設計とするなど，重大事故等が発生した場合でも，重大事故等時の荷重と地震を除く自然現象による衝撃を同時に考慮する必要のない設計とする。
したがって，地震を除く自然現象による衝撃と設計基
準事故又は重大事故等時の荷重は重なることのない設計とする。

ﾛ(3)(ⅰ)a.(a)-⑤また，安全施設は，発電所敷地又はその周辺において想定される飛来物（航空機落下），ダ
ムの崩壊，爆発，近隣工場等の火災，有毒ガス，船舶の発電所敷地又はその周辺において想定される発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人為によるもの（故意によるものを除く。
）

2.3 外部からの衝撃による損傷の防止＜中略＞
ﾛ(3)(ⅰ)a.(a)-⑤設計基準対象施設は，外部からの衝撃のうち人為による損傷の防止において，発電所敷地又はその周辺において想定される爆発，近隣工場等の火工事の計画のﾛ(3)(ⅰ)a.(a)-④について，工事の計画の添付書類「Ⅴ-1-1-2-1 発電用原子炉施設に対する自然現象等による損傷の防止に関する説明書」にて「地震を除く自然現
象による衝撃と設計基
準事故の荷重が重ならない」ことを確認しており，設置変更許可申請書（本文）の ﾛ(3)(ⅰ)a.(a)-④と整合している。

工事の計画のﾛ(3)(ⅰ)a.(a)-⑤の「設計基準対象施設」は，設置変考【7 条 12】【7 条 13】【7 条 3】ﾛ-94

3

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R4

設置変更許可申請書（本文）
衝突又は電磁的障害の発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人為によるもの（故意によるものを除く。）に対してﾛ(3)(ⅰ)a.(a)-⑥安全機能を損なわない設計とする。

なお，発電所敷地又はその周辺において想定される人
為事象のうち，飛来物（航空機落下）については，ﾛ(3)(ⅰ)a.(a)-⑦確率的要因により設計上考慮する必要はな
い。また，ﾛ(3)(ⅰ)a.(a)-⑧ダムの崩壊については，立地的要因により考慮する必要はない。

ﾛ(3)(ⅰ)a.(a)-⑨自然現象及び発電所敷地又はその周辺において想定される発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人為によるもの（故意によるものを除く。）の組合せについては，
地震，津波，風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，火山の影響，生物学的事象，森林火災等を考慮する。事象が単独で発生した場合の影響と比較して，複数の事象が重畳することで影響が増長される組合せを特定し，その組合せの影響に対しても安全機能を損なわない設計とする。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
は，網羅的に抽出するために，発電所敷地又はその周辺での発生実績の有無に関わらず，国内外の基準や文献等に基づき事象を収集し，飛来物（航空機落下等），ダムの崩壊，爆発，近隣工場等の火災，有毒ガス，船舶の衝突，電磁的障害等の事象を考慮する。これらの事象について，海外の評価基準を考慮の上，発電所又はその周辺での発生可能性，安全施設への影響度，発電所敷地及びその周辺に到達するまでの時間余裕及び影響の包絡性の観点から，発電用原子炉施設に影響を与えるおそれがある事象として，飛来物（航空機落下），ダムの崩壊，爆発，近隣工場等の火災，有毒ガス，船舶の衝突及び電磁的障害を選定する。
安全施設は，これらの発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人為によるもの（故意によるものを除く。）に対して安全機能を損なわない設計とする。
なお，発電所敷地又はその周辺において想定される発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人為によるもの（故意によるものを除く。）のうち，飛来物（航空機落下）については，確率的要因により設計上考慮する必要はない。また，ダムの崩壊については，立地的要因により考慮する必要はな
い。

自然現象，発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人為によるもの（故意によるものを除く。）の組合せについては，地震，津波，風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，火山の影響，生物学的事象及び森林火災を考慮する。事象が単独で発生した場合の影響と比較して，複数の事象が重畳することで影響が増長される組合せを特定し，その組合せの影響に対しても安全機能を損なわない設計とする。

工事の計画 該当事項
災，危険物を搭載した車両，有毒ガス，船舶の衝突及び電磁的障害により発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人為によるもの（故意によるものを除く。）（以下「人為事象」という。）
に対してﾛ(3)(ⅰ)a.(a)-⑥その安全性が損なわれないよう，防護措置又は対象とする発生源から一定の距離を置くことによる適切な措置を講じる。

想定される人為事象のうち，飛来物（航空機落下）については，防護設計の要否を判断する基準を超えないことを評価して設置（変更）許可を受けている。工事計画
認可申請時に，設置（変更）許可申請時から，ﾛ(3)(ⅰ)a.(a)-⑦防護設計の要否を判断する基準を超えるような航空路の変更がないことを確認していることから，設計基準対象施設に対して防護措置その他適切な措置を講じる必要はない。
なお，定期的に航空路の変更状況を確認し，防護措置の要否を判断することを保安規定に定めて管理する。
航空機落下及び爆発以外に起因する飛来物について
は，発電所周辺の社会環境からみて，発生源が設計基準
対象施設から一定の距離が確保されており，設計基準対
象施設が安全性を損なうおそれがないため，防護措置その他の適切な措置を講じる必要はない。
＜中略＞
2.3 外部からの衝撃による損傷の防止＜中略＞
ﾛ(3)(ⅰ)a.(a)-⑨地震及び津波を含む自然現象の組合せについて，火山については積雪と風（台風），基準地震
動Ｓｓについては積雪，基準津波については弾性設計用地
震動Ｓｄと積雪の荷重を，施設の形状及び配置に応じて考慮する。
地震，津波と風（台風）の組合せについても，風荷重の影響が大きいと考えられるような構造や形状の施設については，組合せを考慮する。
組み合わせる積雪深，風速の大きさはそれぞれ建築基
準法を準用して垂直積雪量 30 cm，基準風速 30 m/s とし，組み合わせる積雪深については，建築基準法に定められた平均的な積雪荷重を与えるための係数 0.35 を考慮す
る。

整 合 性
更許可申請書（本文）のﾛ(3)(ⅰ)a.(a)-⑤の「安全施設」を含んでおり整合している。

備考工事の計画のﾛ(3)(ⅰ)a.(a)-⑥は，設置変更
許可申請書（本文）のﾛ(3)(ⅰ)a.(a)-⑥を具体的に記載しており整合している。

工事の計画のﾛ(3)(ⅰ)a.(a)-⑦は，設置変更
許可申請書（本文）のﾛ(3)(ⅰ)a.(a)-⑦を具体的に記載しており整合している。
設置変更許可申請書（本文） ﾛ(3)(ⅰ)a.
(a)-⑧ の「ダムの崩壊」については，設置変更許可申請書（本文）で設計上の考慮は不要としている。

工事の計画のﾛ(3)(ⅰ)a.(a)-⑨について，工事の計画の添付書類「Ⅴ-1-1-2-1 発電用原子炉施設に対する自然現象等による損傷の防止に関する説明書」において「設計上考慮す
る自然現象及び外部人為事象」を整理した結果として記載しており，設置変更許可申請書（本文）のﾛ(3)(ⅰ)a.(a)-⑨を具体的に記載しており整合してい【7 条 4】【7 条 5】【7 条 6】【7 条 2】

ﾛ-95

4

設置変更許可申請書（本文）有する隔壁等で分離された設計，

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R4

又は互いに相違する系列間の水平距離が 6m 以上あり，かつ，火災感知設備及び自動消火設備を設置する設計，

又は 1 時間の耐火能力を有する隔壁等で互いの系列間を分離し，かつ，火災感知設備及び自動消火設備を設置す
る設計とする。系統分離を行うために設けられた火災区
域又は火災区画に設置されるﾛ(3)(ⅰ)a.(c)(c-4)-⑤消火設備は，系統分離に応じた独立性を有する設計とする。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
は，安全区分Ⅰと安全区分Ⅱ，Ⅲの境界を 3 時間以上の耐火能力を有する耐火壁（耐火隔壁，貫通部シール，防火扉，防火ダンパ等），隔壁等（耐火間仕切り，耐火ラッピング）で分離する設計とする。

ｂ．水平距離 6m 以上の離隔距離の確保，火災感知設備及び自動消火設備の設置
互いに相違する系列の火災防護対象機器及び火災防護対象ケーブルを，仮置きするものを含めて可燃性物質のない水平距離 6m 以上の離隔距離を確保する設計とする。
火災感知設備は，自動消火設備を作動させるために設
置し，自動消火設備の誤作動防止を考慮した感知器の作動により自動消火設備を作動させる設計とする。

ｃ．1 時間耐火隔壁による分離，火災感知設備及び自動消火設備の設置互いに相違する系列の火災防護対象機器及び火災防護対象ケーブルを，火災耐久試験により 1 時間以上の耐火能力を確認した隔壁等で分離する設計とする。
火災感知設備は，自動消火設備を作動させるために設
置し，自動消火設備の誤動作防止を考慮した感知器の作動により自動消火設備を作動させる設計とする。
なお，中央制御室及び原子炉格納容器は，上記と同等の保安水準を確保する対策として以下のとおり火災の影
響軽減対策を講じる。
1.9.7.1 「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則（平成 25 年 6 月 19 日
制定）」に対する適合第八条 火災による損傷の防止適合のための設計方針
第１項について(2) 火災感知及び消火＜中略＞
原子炉の高温停止及び低温停止を達成し，維持するために必要な構築物，系統及び機器の相互の系統分離を行うために設けられた火災区域又は火災区画に設置する消火設備は，系統分離に応じた独立性を備えた設計とする。
＜中略＞

工事の計画 該当事項

ロ.

整 合 性
(c-4)-④と同義であり整合している。

備考

6 m 以上離隔，火災感知設備及び自動消火設備

互いに相違する系列の火災防護対象機器等は，仮置きするものを含めて可燃性物質のない水平距離 6 m 以上の離隔距離を確保する設計とする。

【11 条 114】

火災感知設備は，自動消火設備を作動させるために設
置し，自動消火設備の誤作動防止を考慮した火災感知器の作動信号により自動消火設備を作動させる設計とする。

【11 条 115】

ハ. 1 時間耐火隔壁等，火災感知設備及び自動消火設
備
互いに相違する系列の火災防護対象機器等は，火災耐久試験により 1 時間以上の耐火能力を確認した隔壁等で分離する設計とする。

【11 条 116】

また，火災感知設備及び消火設備は，上記ロ.と同様の設計とする。

【11 条 117】

(2) 火災の感知及び消火
b. 消火設備(b) 消火設備の系統構成
ロ. 系統分離に応じた独立性

原子炉の高温停止及び低温停止を達成し，維持するために必要な構築物，系統及び機器の相互の系統分離を行うために設けられた火災区域又は火災区画に設置されるﾛ(3)(ⅰ)a.(c)(c-4)- ⑤ ハロゲ ン 化 物 自 動消 火 設備 （全域），ハロゲン化物自動消火設備（局所）及び二酸化炭素
自動消火設備（全域）は，以下に示すとおり系統分離に応じた独立性を備えた設計とする。
(イ) 動的機器である選択弁は多重化する。
(ロ) 容器弁及びボンベを必要数より 1 つ以上多く設置する。

工事の計画のﾛ(3)(ⅰ)a.(c)(c-4)-⑤ は，設
置変更許可申請書（本文）の ﾛ(3)(ⅰ)a.(c)(c-4)-⑤を具体的に記載しており整合している。

重大事故等対処施設は，重大事故に対処する機能と設【11 条 87】【52 条 83】

ﾛ-148

5

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R4

設置変更許可申請書（本文）

ﾛ(3)(ⅰ)a.(g)-⑥また，安全施設は，その健全性及び能力を確認するために，その安全機能の重要度に応じ，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができる設計とする。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

第４項について安全施設は，その健全性及び能力を確認するため，その安全機能の重要度に応じ，必要性及びプラントに与える影響を考慮して，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができる設計とする。
試験又は検査が可能な設計とする対象設備を第２表に示す。

工事の計画 該当事項
室から操作可能な設計とする。
＜中略＞(6) 冷却材の性状
冷却材を内包する安全施設は，水質管理基準を定めて水質を管理することにより異物の発生を防止する設計とする。
安全施設及び重大事故等対処設備は，系統外部から異物が流入する可能性のある系統に対しては，ストレーナ等を設置することにより，その機能を有効に発揮できる設計とする。

【原子炉冷却系統施設】（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
5.1.6 操作性及び試験・検査性(2) 試験・検査性
ﾛ(3)(ⅰ)a.(g)-⑥設計基準対象施設は，健全性及び能力を確認するために，発電用原子炉の運転中又は停止中に必要な箇所の保守点検（試験及び検査を含む。
）が可能な構造とし，そのために必要な配置，空間等を備えた設
計とする。
＜中略＞
試験及び検査は，使用前検査，施設定期検査，定期安
全管理検査及び溶接安全管理検査の法定検査に加え，保全プログラムに基づく点検が実施できる設計とする。

整 合 性

備

【14 条 19】【54 条 106】

工事の計画ﾛ(3)(ⅰ)a.
(g)-⑥は，設置変更許可 申 請 書（ 本 文 ） の ﾛ(3)(ⅰ)a(g)-⑥を具体的に記載しており整合
している。

＜中略＞
発電用原子炉の運転中に待機状態にある重大事故等対処設備は，発電用原子炉の運転に大きな影響を及ぼす場
合を除き，運転中に定期的な試験又は検査が実施可能な設計とする。また，多様性又は多重性を備えた系統及び機器にあっては，各々が独立して試験又は検査ができる設計とする。
＜中略＞(g-2)ﾛ(3)(ⅰ)a.(g)-⑦安全施設は，蒸気タービン等の損壊に伴う飛散物により安全性を損なわないように設計する。

1.1.11 内部発生飛散物
安全施設は，蒸気タービン等の損壊に伴う飛散物により，安全性を損なわない設計とする。

1.9.7.1「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、【原子炉冷却系統施設】（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
5.1.3 悪影響防止等(1) 飛来物による損傷防止
ﾛ(3)(ⅰ)a.(g)-⑦設計基準対象施設に属する設備は，
蒸気タービン，発電機及び内部発生エネルギの高い流体を内蔵する弁の破損及び配管の破断，高速回転機器の破損に伴う飛散物により安全性を損なわないように設計する。

考【15 条 2】【15 条 3】【54 条 103】

工事の計画ﾛ(3)(ⅰ)a.
(g)-⑦は，設置変更許可 申 請 書（ 本 文 ） の ﾛ(3)(ⅰ)a.(g)-⑦ を具体的に記載しており整【15 条 5】

ﾛ-178

6

設置変更許可申請書（本文）NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R4

緊急時対策所は，東海発電所と共用とするが，東海発電所と同時発災時に対応するために必要な居住性を確保する設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。

通信連絡設備のうち衛星電話設備（固定型），衛星電話
設備（携帯型），電力保安通信用電話設備（固定電話機，
ＰＨＳ端末及びＦＡＸ），テレビ会議システム（社内），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電話及びＩＰ－ＦＡＸ），加
入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）及び専用電話設
備（専用電話（ホットライン）（地方公共団体向））は，
東海発電所と共用とするが，東海第二発電所及び東海発電所に係る通信・通話に必要な仕様を満足する設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。

放射線監視設備のうちﾛ(3)(ⅰ)a.(g)-⑨固定モニタリ
ング設備，気象観測設備，放射能観測車及び環境試料測定設備は，東海第二発電所及び東海発電所の共通の対象である発電所周辺の放射線等を監視，測定するために必要な仕様を満足する設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。

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

緊急時対策所は，東海発電所と共用とするが，東海発電所と同時発災時に対応するために必要な居住性を確保する設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。

【緊急時対策所】（基本設計方針）
1.1 緊急時対策所の設置等(1) 緊急時対策所の設置＜中略＞
緊急時対策所は，東海発電所と共用とするが，東海発電所と同時発災時に対応するために必要な居住性を確保する設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。

通信連絡設備のうち衛星電話設備（固定型），衛星電話
設備（携帯型），電力保安通信用電話設備（固定電話機，
ＰＨＳ端末及びＦＡＸ），テレビ会議システム（社内），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電話及びＩＰ－ＦＡＸ），加
入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ），専用電話設備（専用電話（ホットライン）（地方公共団体向））は，東海発電所と共用とするが，東海発電所で同時に通信・通話するために必要な仕様を満足する設備とすることで，安全性を損なわない設計とする。

【計測制御系統施設】（基本設計方針）
4.2 通信連絡設備（発電所外）＜中略＞
通信連絡設備のうち衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型），電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ），テレビ会議システム（社内），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電話及びＩＰ－ＦＡＸ），加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）及び専用電話設備（ホットライン）（地方公共団体向）は，東海発電所と共用とするが，東海第二発電所及び東海発電所に係る通信・通話に必要な仕様を満足する設計とする
ことで，安全性を損なわない設計とする。

放射線監視設備のうち固定モニタリング設備，気象観
測設備，放射能観測車及び環境試料測定設備は，東海第二発電所及び東海発電所の共通の対象である発電所周辺の放射線等を監視，測定するために必要な仕様を満足す
る設備とすることで，安全性を損なわない設計とする。

整 合 性

備

【15 条 13】【15 条 14】【放射線管理施設】（基本設計方針）
1.1 放射線管理用計測装置＜中略＞
環境試料測定設備は，東海発電所と共用するが，東海
第二発電所及び東海発電所の共通の対象である発電所周辺の放射線等を監視，測定するために必要な仕様を満足する設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。
＜中略＞
1.1.3 固定式周辺モニタリング設備＜中略＞
ﾛ(3)(ⅰ)a.(g)-⑨モニタリング・ポストは，東海発電所と共用するが，東海第二発電所及び東海発電所の共通の対象である発電所周辺の放射線等を監視，測定するために必要な仕様を満足する設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。
1.1.4 移動式周辺モニタリング設備＜中略＞
放射能観測車は，東海発電所と共用するが，東海第二発電所及び東海発電所の共通の対象である発電所周辺の考【15 条 15】ﾛ(3)(ⅰ)a.(g)-⑨工事の計画の「モニタリン
グ・ポスト」は，設置変更許可申請書（本文）の「固定モニタリ
ング設備」を具体的に記載しており整合して
いる。

ﾛ-181

7

設置変更許可申請書（本文）NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R4(m) 蒸気タービン
ﾛ(3)(ⅰ)a.(m)-①蒸気タービン（安全施設に属するものに限る。）は，想定される環境条件において，材料に及ぼす化学的及び物理的影響を考慮した設計とする。

また，振動対策，過速度対策等各種の保護装置及び監視制御装置によって，運転状態の監視を行い，発電用原子炉施設の安全性を損なわない設計とする。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
1.9.7.1 「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則（平成 25 年 6 月 19 日
制定）」に対する適合第十八条 蒸気タービン適合のための設計方針
第１項についてタービンは，十分な品質管理の下に我が国の法規を満足するように設計，製作及び検査を行う。
タービンについては，タービン発電機破損防止対策を行うことにより，タービン発電機の破損事故の発生確率を低くするとともに，発生した飛来物により，安全上重要な構築物，系統及び機器が損傷する確率を低くすることによって，発電用原子炉施設の安全性を損なわない設計とする。
第２項についてタービンの運転状態を監視するため，軸偏心，タービ
ン速度，弁位置，振動，軸・ケーシング伸び差，ケーシ
ング温度等を測定する計測装置及びタービン・ミサイルの発生を防止するために多重の過速防止装置を設置する。

工事の計画 該当事項
【蒸気タービン】（基本設計方針）

整 合 性

備

考

工事の計画ﾛ(3)(ⅰ)a.
(m)-①は，設置変更許可 申 請 書（ 本 文 ） の ﾛ(3)(ⅰ)a.(m)-① を含んでおり整合している。

【31 条 1】

第２章 個別項目

1.

蒸気タービンﾛ(3)(ⅰ)a.(m)-①設計基準対象施設に施設する蒸気タービン及び蒸気タービンの付属設備は，想定される環境条件において，材料に及ぼす化学的及び物理的影響を考慮した設計とする。

また，振動対策，過速度対策等各種の保護装置及び監視制御装置により，中央制御室及び現場において運転状態の監視を行い，発電用原子炉施設の安全性を損なわないよう，以下の事項を考慮して設計する。
1.1 蒸気タービン本体
蒸気タービンの定格出力は，排気圧力-96.3 kPa，補給
水率 0 ％にて，発電端で 1100000 kW となる設計とする。
定格熱出力一定運転の実施においても，蒸気タービン設備の保安が確保できるように定格熱出力一定運転を考慮した設計とする。

【31 条 2】蒸気タービンは，非常調速装置が作動したときに達す
る回転速度並びに蒸気タービンの起動時及び停止過程を含む運転中に主要な軸受又は軸に発生しうる最大の振動に対して構造上十分な機械的強度を有する設計とする。

【31 条 3】また，蒸気タービンの軸受は，主油ポンプ，補助油ポンプ，非常用油ポンプ等の軸受潤滑設備を設置すること
により，運転中の荷重を安定に支持でき，かつ，異常な摩耗，変形及び過熱が生じない設計とする。

【31条4】

蒸気タービン及び発電機その他の回転体を同一軸上に結合したものの危険速度は，速度調定率で定まる回転速
度の範囲のうち最小の回転速度から，非常調速装置が作動したときに達する回転速度までの間に発生しない設計とする。
また，蒸気タービン起動時の危険速度を通過する際には速やかに昇速できる設計とする。

【31条5】

蒸気タービン及びその付属設備の耐圧部分の構造は，【31条6】

ﾛ-204

8

設置変更許可申請書（本文）NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R4(v) 放射性廃棄物の処理施設
ﾛ(3)(ⅰ)a.(v)-①放射性廃棄物を処理する施設（安全施設に係るものに限る。）は，周辺監視区域の外の空気中
及び周辺監視区域の境界における水中の放射性物質の濃度をﾛ(3)(ⅰ)a.(v)-②十分に低減できるよう，発電用原子炉施設において発生する放射性廃棄物を処理する能力を有し，設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
1.9.7.1 「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則（平成 25 年 6 月 19 日
制定）」に対する適合第二十七条 放射性廃棄物の処理施設適合のための設計方針
第１項第１号について
気体廃棄物処理系及び液体廃棄物処理系は，放射性物
質の濃度を低減し，周辺公衆の線量を合理的に，できる限り低く保つ設計とし，「発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に関する指針」（昭和 50 年 5 月 13 日原子力安全委員会決定）において定める線量目標値を達成できるように設計する。

工事の計画 該当事項

【放射性廃棄物の廃棄施設】（基本設計方針）
1.2 廃棄物処理設備
ﾛ(3)(ⅰ)a.(v)-①放射性廃棄物を処理する設備は，周辺監視区域の外の空気中及び周辺監視区域の境界における水中の放射性物質の濃度が，ﾛ(3)(ⅰ)a.(v)-②それぞれ，「核原料物質又は核燃料物質の製錬の事業に関する規則等の規定に基づく線量限度等を定める告示」に定められた濃度限度以下となるように，発電用原子炉施設において発生する放射性廃棄物を処理する能力を有する設計とする。

放射性廃棄物を処理する設備は，放射性廃棄物以外の廃棄物を処理する設備と区別し，放射性廃棄物以外の流体状の廃棄物を流体状の放射性廃棄物を処理する設備に導かない設計とする。

ﾛ(3)(ⅰ)a.(v)-④及び発電用原子炉施設外へ液体状の
放射性廃棄物が漏えいすることを防止でき，

備工事の計画のﾛ(3)(ⅰ)a.(v)-①は，設置変更
許可申請書（本文）のﾛ(3)(ⅰ)a.(v)-①と同義であり整合している。
工事の計画のﾛ(3)(ⅰ)a.(v)-②は，設置変更
許可申請書（本文）のﾛ(3)(ⅰ)a.(v)-②を具体的に記載しており整合している。

考【39 条 1】【39 条 2】

さらに，発電所周辺の一般公衆の線量を合理的に達成できる限り低く保つ設計とし，「発電用軽水型原子炉施設
周辺の線量目標値に関する指針」を満足する設計とする。
＜中略＞「発電用軽水型原子炉施設周辺の線量目標値に関する指針」を満足できる設計とする。

ﾛ(3)(ⅰ)a.(v)-③また，液体状の放射性廃棄物の処理に係るものにあっては，放射性物質を処理する施設から液体状の放射性廃棄物が漏えいすることを防止し，

整 合 性

第１項第２号について
液体廃棄物処理系は，放射性廃液の漏えいの発生を防止するため適切な材料を使用するとともに適切な計測制
御設備を有する設計とする。漏えいが生じた場合，漏えいを早期検出するため漏えい検出器等により検出し，警報を廃棄物処理操作室に個別に表示するとともに，一括して中央制御室に表示する設計とし，かつ，漏えいの拡大を防止するため主要な設備は，独立した区画内に設けるか，周辺に堰等を設ける設計とする。
液体廃棄物処理系及び関連する施設は，建屋及び連絡
暗渠外ヘの漏えい並びに敷地外ヘの放出経路の形成を防止する設計とする。

ﾛ(3)(ⅰ)a.(v)-③放射性廃棄物を処理する設備は，放射性廃棄物が漏えいし難い又は放射性廃棄物を処理する過程において散逸し難い構造とし，かつ，放射性廃棄物に含まれる化学薬品の影響及び不純物の影響により著し
く腐食しない設計とする。
＜中略＞
1.3 汚染拡大防止
1.3.1 流体状の放射性廃棄物の漏えいし難い構造及び漏えいの拡大防止(3) 放射性廃棄物処理施設に係る堰の施設
ﾛ(3)(ⅰ)a.(v)-④放射性廃棄物処理施設外に通じる出入口又はその周辺部には，堰を施設することにより，流体状の放射性廃棄物が施設外へ漏えいすることを防止す
る設計とする。
＜中略＞
1.3.1 流体状の放射性廃棄物の漏えいし難い構造及び漏えいの拡大防止放射性液体廃棄物処理施設内部又は内包する放射性廃棄物の濃度が 37 Bq/cm3 を超える放射性液体廃棄物貯蔵施【39 条 6】工事の計画のﾛ(3)(ⅰ)a.(v)-③は，設置変更
許可申請書（本文）のﾛ(3)(ⅰ)a.(v)-③と同義であり整合している。

工事の計画のﾛ(3)(ⅰ)a.(v)-④は，設置変更
許可申請書（本文）のﾛ(3)(ⅰ)a.(v)-④を具体的に記載しており，また，工事の計画ﾛ(3)(ⅰ)a.(v)-④の「放射性廃棄物処理施設外への漏えい防止」により，設置変更許可申請書（本文）ﾛ(3)(ⅰ)a.
(v)-④ の，「発電用原子炉施設外への漏えい防止」ができることか【39 条 7】【39 条 15】【39 条 12】【40 条 4】ﾛ-230

9

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
設内部のうち，流体状の放射性廃棄物の漏えいが拡大す
るおそれがある部分の漏えいし難い構造，漏えいの拡大防止，堰については，次のとおりとする。
(1) 漏えいし難い構造
全ての床面，適切な高さまでの壁面及びその両者の接合部は，耐水性を有する設計とし，流体状の放射性廃棄物が漏えいし難い構造とする。また，その貫通部は堰の機能を失わない構造とする。

整 合 性
ら整合している。

備考【39 条 13】【40 条 5】

1.2 廃棄物処理設備
ﾛ(3)(ⅰ)a.(v)-⑤固体状の放射性廃棄物の処理に係るものにあっては，放射性廃棄物を処理する過程において放射性物質が散逸し難い設計とする。

第１項第３号について
固体廃棄物処理系は，処理する過程において放射性物質が散逸し難い設計とする。

＜中略＞
ﾛ(3)(ⅰ)a.(v)-⑤放射性廃棄物を処理する設備は，放射性廃棄物が漏えいし難い又は放射性廃棄物を処理する過程において散逸し難い構造とし，かつ，放射性廃棄物に含まれる化学薬品の影響及び不純物の影響により著し
く腐食しない設計とする。

工事の計画のﾛ(3)(ⅰ)a.(v)-⑤は，設置変更
許可申請書（本文）のﾛ(3)(ⅰ)a.(v)-⑤と同義であり整合している。

【39 条 7】

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R4

＜中略＞

ﾛ-231

10

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
1.9.7.1 「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則（平成 25 年 6 月 19 日
制定）」に対する適合第二十八条 放射性廃棄物の貯蔵施設適合のための設計方針
第１項第１号について

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

【放射性廃棄物の廃棄施設】（基本設計方針）
1. 廃棄物貯蔵設備，廃棄物処理設備
1.1 廃棄物貯蔵設備
放射性廃棄物を貯蔵する設備の容量は，通常運転時に発生する放射性廃棄物の発生量と放射性廃棄物処理設備の処理能力，また，放射性廃棄物処理設備の稼働率を想定した設計とする。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R4(w) 放射性廃棄物の貯蔵施設
ﾛ(3)(ⅰ)a.(w)-①放射性廃棄物を貯蔵する施設（安全施設に係るものに限る。）は，放射性廃棄物が漏えいし難い設計とするとともに，放射性廃棄物を貯蔵する施設（安全施設に係るものに限る。）は，適切な材料を使用することで，放射性廃液の漏えいの発生を防止する設計とする。

考ﾛ(3)(ⅰ)a.(w)-①放射性廃棄物を貯蔵する設備は，放射性廃棄物が漏えいし難い設計とする。また，崩壊熱及び放射線の照射により発生する熱に耐え，かつ，放射性廃棄物に含まれる化学薬品の影響及び不純物の影響により著しく腐食しない設計とする。
＜中略＞
1.3 汚染拡大防止
1.3.1 流体状の放射性廃棄物の漏えいし難い構造及び漏えいの拡大防止放射性液体廃棄物処理施設内部又は内包する放射性廃棄物の濃度が 37 Bq/cm3 を超える放射性液体廃棄物貯蔵施
設内部のうち，流体状の放射性廃棄物の漏えいが拡大す
るおそれがある部分の漏えいし難い構造，漏えいの拡大防止，堰については，次のとおりとする。

【40 条 1】

工事の計画のﾛ(3)(ⅰ)a.(w)-①は，設置変更
許可申請書（本文）のﾛ(3)(ⅰ)a.(w)-①を含
んでおり整合している。

【40 条 2】【39 条 12】【40 条 4】

(1) 漏えいし難い構造
全ての床面，適切な高さまでの壁面及びその両者の接合部は，耐水性を有する設計とし，流体状の放射性廃棄物が漏えいし難い構造とする。また，その貫通部は堰の機能を失わない構造とする。

【39 条 13】【40 条 5】(3) 放射性廃棄物処理施設に係る堰の施設＜中略＞
施設外へ漏えいすることを防止するための堰は，処理する設備に係わる配管について，長さが当該設備に接続される配管の内径の 1／2，幅がその配管の肉厚の 1／2 の大きさの開口を当該設備と当該配管との接合部近傍に仮定したとき，開口からの流体状の放射性廃棄物の漏えい量のうち最大の漏えい量をもってしても，流体状の放射性廃棄物の漏えいが広範囲に拡大することを防止する設計とする。
この場合の仮定は堰の能力を算定するためにのみに設けるものであり，開口は施設内の貯蔵設備に 1 ヶ所想定
し，漏えい時間は漏えいを適切に止めることができるま【39 条 16】

ﾛ-232

11

設置変更許可申請書（本文）

緊急時対策所は，重大事故等が発生した場合においても当該重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員がとどまることができるよう，ﾛ(3)(ⅰ)a(ac)-①適切な措置を講じた設計とするとともに，ﾛ(3)(ⅰ)a(ac)-②
重大事故等に対処するために必要な情報を把握できる設
備及びﾛ(3)(ⅰ)a(ac)-③発電所の内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な設備を設
置又は保管する。また，重大事故等に対処するために必要な数の要員を収容できる設計とする。

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

10.9.2 重大事故等時
10.9.2.1 概 要
緊急時対策所は，重大事故等が発生した場合においても，当該重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員がとどまることができるよう，適切な措置を講じた設計とするとともに，重大事故等に対処するために必要な情報を把握できる設備及び発電所内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な設備を設置又は保管する。また，重大事故等に対処するために必要な数の要員を収容できる設計とする。
緊急時対策所の系統概要図を第 10.9－1 図から第 10.9－6 図に示す。

1.1 緊急時対策所の設置等(3) 緊急時対策所の機能
緊急時対策所は，以下の措置又は設備を備えること
により緊急時対策所機能を確保する。
a. 居住性の確保＜中略＞
緊急時対策所は，重大事故等が発生した場合においても，重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員に加え，原子炉格納容器の破損等による発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための対策に対処するために必要な数の要員を含め，ﾛ(3)(ⅰ)a(ac)-③重大事故等に対処するために必要な数の要員を収容することができる
とともに，重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員がとどまることができるよう，ﾛ(3)(ⅰ)a(ac)-①
適切な遮蔽設計及び換気設計を行い緊急時対策所の居住性を確保する。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R4

b.

整 合 性

備

考

工事の計画のﾛ(3)(ⅰ)a(ac)-①は，設置変更
許可申請書（本文）のﾛ(3)(ⅰ)a(ac)-①を具体的に記載しており整合している。

【76 条 9】工事の計画のﾛ(3)(ⅰ)a(ac)-②は，設置変更
許可申請書（本文）のﾛ(3)(ⅰ)a(ac)-②を具体的に記載しており整合している。

【46 条 4】工事の計画のﾛ(3)(ⅰ)a(ac)-③は，設置変更
許可申請書（本文）のﾛ(3)(ⅰ)a(ac)-③を具体的に記載しており整合している。

【46 条 5】

情報の把握

＜中略＞
ﾛ(3)(ⅰ)a(ac)-② 緊急時対策所の情報収集設備として，事故状態等の必要な情報を把握するために必要なパラメータ等を収集し，緊急時対策所内で表示できるよう，データ伝送装置，緊急時対策支援システム伝送装置
及びＳＰＤＳデータ表示装置で構成する安全パラメータ
表示システム（ＳＰＤＳ）を設置する設計とする。
c.

通信連絡
原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した場合において，当該事故等に対処するため，発電所内の関係要員に指示を行うために必要な通信連絡設備及び発電所外関係箇所と専用であって多様性を備えた通信回線にて通信連絡できる設計とする。
ﾛ(3)(ⅰ)a(ac)-③緊急時対策所には，重大事故等が発生した場合においても発電所の内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡できる設計とする。
＜中略＞【76 条 22】

ﾛ-259

12

設置変更許可申請書（本文）NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R4

ｂ．重大事故等対処施設（発電用原子炉施設への人の不法な侵入等の防止，中央制御室，監視測定設備，緊急時対策所及び通信連絡を行うために必要な設備は，ａ．設計基準対象施設に記載）(a) 重大事故等の拡大の防止等
ﾛ(3)(ⅰ)b.(a)－①発電用原子炉施設は，重大事故に至るおそれがある事故が発生した場合において，炉心，使用済燃料プール内の燃料体等及び運転停止中原
子炉内の燃料体の著しい損傷を防止するために必要な措置を講じる設計とする。
また，重大事故が発生した場合において，原子炉格
納容器の破損及び発電用原子炉施設外への放射性物質の異常な水準の放出を防止するために必要な措置を講じる設計とする。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針
発電用原子炉施設は，重大事故に至るおそれがある事故が発生した場合において，炉心，使用済燃料プー
ル内の燃料体等及び運転停止中における原子炉の燃料体の著しい損傷を防止するために，また，重大事故が発生した場合においても，原子炉格納容器の破損及び発電所外への放射性物質の異常な放出を防止するために，重大事故等対処設備を設ける。
これらの設備については，当該設備が機能を発揮す
るために必要な系統（水源から注入先まで，流路を含む。）までを含むものとする。
重大事故等対処設備は，常設のものと可搬型のものがあり，以下のとおり分類する。
(1) 常設重大事故等対処設備
重大事故等対処設備のうち常設のもの
ａ．常設重大事故防止設備
重大事故に至るおそれがある事故が発生した場合であって，設計基準事故対処設備の安全機能又は使用済燃料プールの冷却機能若しくは注水機能が喪失した場合において，その喪失した機能（重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能に限る。）を代替することにより重大事故の発生を防止する機能を有する設備（重大事故防止設備）のう
ち，常設のものｂ．常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故防止設備であって，耐震重要施設に属する設計基準事故対処設備が有する機能を代替するもの
ｃ．常設重大事故緩和設備
重大事故等対処設備のうち，重大事故が発生した
場合において，当該重大事故の拡大を防止し，又はその影響を緩和するための機能を有する設備（重大事故緩和設備）のうち，常設のもの
ｄ．常設重大事故等対処設備のうち防止でも緩和でもない設備
常設重大事故等対処設備のうち，上記ａ．，ｂ．，
ｃ．以外の常設設備で，防止又は緩和の機能がない
もの(2) 可搬型重大事故等対処設備
重大事故等対処設備のうち可搬型のもの
ａ．可搬型重大事故防止設備工事の計画 該当事項

整 合 性

備

考

ﾛ (3)( ⅰ )b.(a) － ① 工事の計画では，これらを具体的に設置変更許可申請書（本文）「ニ．核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の構造及び設備」，「ホ．原子炉冷却系統
施設の構造及び設備」，「ヘ．計測制御
系統施設の構造及び設備」，「チ．放射線管理施設の構造及び設備」，「リ．原子炉格
納施設の構造及び設備」及び「ヌ．その他
発電用原子炉の附属施設の構造及び設備」に
て示す。

ﾛ-265

13

設置変更許可申請書（本文）中央制御室に故障警報を発する設計とする。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
部電源喪失時は緊急時対策所用発電機が自動起動し，速やかに電力を供給する設計であるが，保守的な条件として自動起動に失敗し，緊急時対策所への移動時間も考慮した手動起動により電力を供給する場合に電力が供給されるまでの時間である 30 分間以上の容量を有する設計とする。

1.5.2.3.2 消火設備
(9) 消火設備の故障警報
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。

工事の計画 該当事項
力電源喪失時にも電源を確保する設計とする。
ケーブルトレイ用のハロゲン化物自動消火設備（局所）については，作動に電源が不要な設計とする。

整 合 性

備

(e) 消火設備の警報
イ. 消火設備の故障警報
電動機駆動消火ポンプ，構内消火用ポンプ，ディーゼ
ル駆動消火ポンプ，ディーゼル駆動構内消火ポンプ，ハ
ロゲン化物自動消火設備（全域），ハロゲン化物自動消火設備（局所）及び二酸化炭素自動消火設備（全域）は，
電源断等の故障警報を中央制御室に発する設計とする。

【11 条 97】【52 条 93】

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R4

ロ. 固定式ガス消火設備の職員退避警報
固定式ガス消火設備であるハロゲン化物自動消火設備（全域），ハロゲン化物自動消火設備（局所）（ケーブル
トレイ用及び電源盤・制御盤用を除く）及び二酸化炭素
自動消火設備（全域）は，作動前に職員等の退出ができるように警報又は音声警報を発する設計とする。
ケーブルトレイ用及び電源盤・制御盤用のハロゲン化物自動消火設備（局所）は，消火剤に毒性がなく，消火時に生成されるフッ化水素は防火シートを設置したケー
ブルトレイ内又は金属製の盤内に留まり，外部に有意な影響を及ぼさないため，消火設備作動前に退避警報を発しない設計とする。

ﾛ(3)(ⅰ)b.(b)(b-3-2)-⑥なお，消火設備を設置した場
所への移動及び操作を行うため，蓄電池を内蔵する照明器具を設置する設計とする。

(b-4)その他
ﾛ(3)(ⅰ)b.(b)(b-4)-①「ロ(3)(ⅰ)ｂ．(b-2) 火災発生防止」及び「ロ(3)(ⅰ)ｂ．(b-3) 火災の感知及び消火」のほか，重大事故等対処施設のそれぞれの特徴を考慮した火災防護対策を講じる設計とする。

1.5.2.3.2 消火設備
(14) 消火用非常照明
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。

1.5.2.4 個別の火災区域又は火災区画における留意事項
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。

(g) その他
ロ. 消火用の照明器具
建屋内のﾛ(3)(ⅰ)b.(b)(b-3-2)-⑥消火栓，消火設備現場盤の設置場所及び設置場所までの経路には，移動及び消火設備の操作を行うため，消防法で要求される消火継続時間 20 分に現場への移動等の時間も考慮し，2 時間以上の容量の蓄電池を内蔵する照明器具を設置する設計とする。
(1) 火災発生防止
a. 火災の発生防止対策＜中略＞
ﾛ(3)(ⅰ)b.(b)(b-4)-①蓄電池室の換気設備が停止した
場合には，中央制御室に警報を発する設計とする。また，蓄電池室には，直流開閉装置やインバータを設置しない。
放射性廃棄物処理設備及び放射性廃棄物貯蔵設備において，崩壊熱が発生し，火災事象に至るような放射性廃棄物を貯蔵しない設計とする。また，放射性物質を含ん考【11 条 98】【52 条 94】

工事の計画のﾛ(3)(ⅰ)b.(b)(b-3-2)-⑥ は，
設置変更許可申請書（本文）のﾛ(3)(ⅰ)b.
(b)(b-3-2)-⑥ を具体的に記載しており整合している。

設置変更許可申請書（本文）のﾛ(3)(ⅰ)b.
(b)(b-4)-① は，工事の計画の ﾛ(3)(ⅰ)b.
(b)(b-4)-① 以降に具体的に記載しており整合している。

【11 条 103】【52 条 99】【11 条 20】【52 条 15】【11 条 21】【52 条 16】

ﾛ-283

14

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R4

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
衝突，電磁的障害及び故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムを選定する。

工事の計画 該当事項

故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムについては，可搬型重大事故等対処設備による対策を講じることとする。

故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムについては，可搬型重大事故等対処設備による対策を講じることとする。

故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムについては，可搬型重大事故等対処設備による対策を講じることとする。

【54 条 5】接続口から建屋内に水又は電力を供給する経路については，常設重大事故等対処設備として設計する。
建屋等については，地震，津波（敷地に遡上する津波を含む。），火災及び外部からの衝撃による損傷を防止できる設計とする。

【54 条 110】

建屋等については，地震，津波（敷地に遡上する津波を含む。），火災及び外部からの衝撃による損傷を防止できる設計とする。

主要な重大事故等対処施設である原子炉建屋原子炉棟，原子炉建屋付属棟，緊急時対策所建屋，常設代替高圧電源装置置場，格納容器圧力逃がし装置格納槽，常設
低圧代替注水系ポンプ室，緊急用海水ポンプピット，常設代替高圧電源装置用カルバート（立坑部），常設代替高圧電源装置用カルバート（トンネル部），常設代替高圧電源装置用カルバート（カルバート部），格納容器圧力逃がし装置用配管カルバート，常設低圧代替注水系配管カル
バート，緊急用海水系配管カルバート（以下「建屋等」という。
）については，地震，津波（敷地に遡上する津波を含む。），火災及び外部からの衝撃による損傷を防止できる設計とする。

重大事故緩和設備についても，共通要因の特性を踏まえ，可能な限り多様性を確保し，位置的分散を図ることを考慮する。

重大事故緩和設備についても，共通要因の特性を踏まえ，可能な限り多様性を有し，位置的分散を図ることを考慮する。

(c-1-1-1)常設重大事故等対処設備
常設重大事故防止設備は，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注水設備（以下「設計基準事故対処設備等」という。）の安全機能と共通要因
によって同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，共通要因の特性を踏まえ，可能な限り多様性，独立性，位置的分散を考慮して適切な措置を講じる設計とする。ただし，常設重大事故防止設備のうち，計装設備について，ﾛ(3)(ⅰ)b.(c)(c-1-1-1)-①重要代替監視パラメータ（当該パラメータの他チャンネルの計器を除く。
）による推定は，重要監視パラメータと異なる物理量又は測定原理とする等，重要監視パラメータに対して可能な限り多様性を有する方法により計測できる設計とする。重
要代替監視パラメータは重要監視パラメータと可能な限
り位置的分散を図る設計とする。

ａ．常設重大事故等対処設備
常設重大事故防止設備は，設計基準事故対処設備等の安全機能と共通要因によって同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，共通要因の特性を踏まえ，可能な限り多様性，独立性，位置的分散を考慮して適切な措置を講じる設計とする。ただし，常設重大事故防止設備のうち，計装設備について，重要代替監視パラメータ（当該パラメータの他チャンネルの計器を除く。）による推定
は，重要監視パラメータと異なる物理量又は測定原理とする等，重要監視パラメータに対して可能な限り多様性を有する方法により計測できる設計とする。重要代替監
視パラメータは重要監視パラメータと可能な限り位置的分散を図る設計とする。

整 合 性

備

【54 条 6】【54 条 7】

重大事故緩和設備についても，共通要因の特性を踏まえ，可能な限り多様性を確保し，位置的分散を図ることを考慮する。

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
5.1.2 多様性，位置的分散等(1) 多重性又は多様性及び独立性
a. 常設重大事故等対処設備
常設重大事故防止設備は，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注水設備（以下「設計基準事故対処設備等」という。）の安全機能と共通要因によって同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，共通要因の特性を踏まえ，可能な限り多様性，独立性，位置的分散を考慮して適切な措置を講じる設計とする。ただし，常設重大事故防止設備のうち，計装設備について，ﾛ(3)(ⅰ)b.(c)(c-1-1-1)-①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の計測が困難となった場合に，当該パラメータを推定するために必要なパラメータと異なる物理量又は測定原理とする等，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に対して可能な限り多様性を有する方法により計測できる設計とするとともに，可能な限り位置的分散を図る設計とする。

考工事の計画のﾛ(3)(ⅰ)b.(c)(c-1-1-1)-①
は，設置変更許可申請書（本文）のﾛ(3)(ⅰ)b.(c)(c-1-1-1)-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。

【54 条 8】

ﾛ-286

15

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R4

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

考

環境条件に対しては，想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重及びその他の使用条件において，常設重大事故防止設備がその機能を確実に発揮できる設計とする。重大事故等時の環境条件における健全性については「ロ(3)(ⅰ)ｂ．(c-3) 環境条件等」に記載する。

環境条件に対しては，想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重及びその他の使用条件において，常設重大事故防止設備がその機能を確実に発揮できる設計とする。重大事故等時の環境条件における健全性については，「1.1.7.3 環境条件等」に記載する。風（台風）及び竜巻のうち風荷重，凍結，降水，積雪，火山の影響並びに電磁的障害に対して常設重大事故
防止設備は，環境条件にて考慮し機能が損なわれない設計とする。

【54 条 9】

常設重大事故防止設備は，「イ(1) 敷地の面積及び形状」に基づく地盤に設置するとともに，地震，津波（敷地に遡上する津波を含む。）及び火災に対して，「ロ(1)(ⅱ) 重大事故等対処施設の耐震設計」，「ロ(2) (ⅱ)
重大事故等対処施設の耐津波設計」，「ロ(2)(ⅲ) 重大事
故等対処施設の基準津波を超え敷地に遡上する津波の耐津波設計」及び「(3) (ⅰ)ｂ．(b) 火災による損傷の防止」に基づく設計とする。

常設重大事故防止設備は，「1.9 発電用原子炉設置変更許可申請に係る安全設計の方針」に基づく地盤に設置する。
常設重大事故防止設備は，地震，津波（敷地に遡上する津波を含む。）及び火災に対しては，「1.3.2 重大事故等対処施設の耐震設計」，「1.4.2 重大事故等対処施設の耐津波設計」及び「1.5.2 重大事故等対処施設の火災防護に関する基本方針」に基づく設計とする。
溢水に対しては，可能な限り多様性を有し，位置的分
散を図ることで，想定する溢水水位に対して同時に機能を損なうことのない設計とする。

環境条件に対しては，想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重及びその他の使用条件において，常設重大事故防止設備がその機能を確実に発揮できる設計とする。重大事故等時の環境条件における健全性については「5.1.5 環境条件等」に基づく設計とする。
風（台風）及び竜巻のうち風荷重，凍結，降水，積雪，火山の影響並びに電磁的障害に対して常設重大事故
防止設備は，環境条件にて考慮し機能が損なわれない設計とする。
常設重大事故防止設備は，「1. 地盤等」に基づく地盤に設置するとともに，地震，津波（敷地に遡上する津波を含む。）及び火災に対して，「2.1 地震による損傷の防止」，「2.2 津波による損傷の防止」及び「3.1 火災による損傷の防止」に基づく設計とする。

溢水に対しては，可能な限り多様性を有し，位置的分
散を図ることで，想定する溢水水位に対して同時に機能を損なうことのない設計とする。

【54 条 111】

【54 条 11】【54 条 10】

地震，津波（敷地に遡上する津波を含む。），溢水及び火災に対して常設重大事故防止設備は，設計基準事故対
処設備等と同時に機能を損なうおそれがないように，可能な限り設計基準事故対処設備等と位置的分散を図る。

地震，津波（敷地に遡上する津波を含む。），溢水及び火災に対して常設重大事故防止設備は，設計基準事故対
処設備等と同時に機能を損なうおそれがないように，可能な限り設計基準事故対処設備等と位置的分散を図る。

地震，津波（敷地に遡上する津波を含む。），溢水及び火災に対して常設重大事故防止設備は，設計基準事故対
処設備等と同時に機能を損なうおそれがないように，可能な限り設計基準事故対処設備等と位置的分散を図る。

ﾛ(3)(ⅰ)b.(c)(c-1-1-1)-②風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，火山の影響，生物学的事象，森林火
災，爆発，近隣工場等の火災，有毒ガス，船舶の衝突及び電磁的障害に対して，常設重大事故防止設備は，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた建屋等内に設置するか，又は設計基準事故対処設備等と同時に機能が損なわれないように，設計基準事故対処設備等と位置的分散を図り，屋外に設置する。

風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，火山の影
響，生物学的事象，森林火災，爆発，近隣工場等の火災，有毒ガス，船舶の衝突及び電磁的障害に対して，常設重大事故防止設備は，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた建屋等内に設置するか，又は設計基準事故
対処設備等と同時に機能が損なわれないように，設計基準事故対処設備等と位置的分散を図り，屋外に設置する。

ﾛ(3)(ⅰ)b.(c)(c-1-1-1)-②風（台風），竜巻，落雷，
生物学的事象，森林火災，爆発，近隣工場等の火災，危険物を搭載した車両，有毒ガス及び船舶の衝突に対して，常設重大事故防止設備は，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた建屋等内に設置するか，又は設計基
準事故対処設備等と同時に機能が損なわれないように，
設計基準事故対処設備等と位置的分散を図り，屋外に設置する。

落雷に対して常設代替交流電源設備は，避雷設備等により防護する設計とする。

落雷に対して常設代替交流電源設備は，避雷設備等により防護する設計とする。

落雷に対して常設代替交流電源設備は，避雷設備等により防護する設計とする。

【54 条 13】

生物学的事象のうちネズミ等の小動物に対して屋外の生物学的事象のうちネズミ等の小動物に対して屋外の生物学的事象のうちネズミ等の小動物に対して屋外の【54 条 14】工事の計画のﾛ(3)(ⅰ)b.(c)(c-1-1-1)-②
は，設置変更許可申請書（本文）のﾛ(3)(ⅰ)b.(c)(c-1-1-1)-② について，詳細設計した結果を記載しており整合している。

【54 条 12】

ﾛ-287

16

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R4

設置変更許可申請書（本文）
考慮した設計とする。また，地震による荷重を考慮して，機能を損なわない設計とする。操作は，中央制御室から可能な設計とする。
原子炉建屋原子炉棟内の重大事故等対処設備は，想定される重大事故等時における環境条件を考慮する。
また，地震による荷重を考慮して，機能を損なわない設計とするとともに，可搬型重大事故等対処設備は，必要により当該設備の落下防止，転倒防止及び固縛の措置をとる。操作は，中央制御室，異なる区画若しくは離れた場所又は設置場所で可能な設計とする。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
考慮した設計とする。また，地震による荷重を考慮して，機能を損なわない設計とする。操作は，中央制御室から可能な設計とする。
原子炉建屋原子炉棟内の重大事故等対処設備は，想定される重大事故等時における環境条件を考慮する。また，地震による荷重を考慮して，機能を損なわない設計とするとともに，可搬型重大事故等対処設備は，必要により当該設備の落下防止，転倒防止，固縛の措置をとる。操作は，中央制御室，異なる区画若しくは離れた場
所又は設置場所で可能な設計とする。

工事の計画 該当事項考慮した設計とする。また，地震による荷重を考慮して，機能を損なわない設計とする。操作は中央制御室から可能な設計とする。
原子炉建屋原子炉棟内の重大事故等対処設備は，想定される重大事故等時における環境条件を考慮する。また，地震による荷重を考慮して，機能を損なわない設計とするとともに，可搬型重大事故等対処設備は，必要により当該設備の落下防止，転倒防止及び固縛の措置をとる。操作は中央制御室，異なる区画若しくは離れた場所
又は設置場所で可能な設計とする。

原子炉建屋付属棟内（中央制御室を含む。），緊急時対策所建屋内，常設代替高圧電源装置置場（地下階）
内，格納容器圧力逃がし装置格納槽内，常設低圧代替注
水系格納槽内，緊急用海水ポンプピット内及び立坑内の重大事故等対処設備は，重大事故等時におけるそれぞれの場所の環境条件を考慮した設計とする。また，地震による荷重を考慮して，機能を損なわない設計とするとともに，可搬型重大事故等対処設備は，必要により当該設備の落下防止，転倒防止及び固縛の措置をとる。操作は中央制御室，異なる区画若しくは離れた場所又は設置場所で可能な設計とする。

原子炉建屋付属棟内（中央制御室を含む。），緊急時対策所建屋内，常設代替高圧電源装置置場（地下階）内，
格納容器圧力逃がし装置格納槽内，常設低圧代替注水系
格納槽内，緊急用海水ポンプピット内及び立坑内の重大事故等対処設備は，重大事故等時におけるそれぞれの場
所の環境条件を考慮した設計とする。また，地震による荷重を考慮して，機能を損なわない設計とするとともに，可搬型重大事故等対処設備は，必要により当該設備の落下防止，転倒防止，固縛の措置をとる。操作は中央制御室，異なる区画若しくは離れた場所又は設置場所で可能な設計とする。

原子炉建屋付属棟内（中央制御室を含む。），緊急時対策所建屋内，常設代替高圧電源装置置場（地下階）
内，格納容器圧力逃がし装置格納槽内，常設低圧代替注
水系格納槽内，緊急用海水ポンプピット内及び立坑内の重大事故等対処設備は，重大事故等時におけるそれぞれの場所の環境条件を考慮した設計とする。また，地震による荷重を考慮して，機能を損なわない設計とするとともに，可搬型重大事故等対処設備は，必要により当該設備の落下防止，転倒防止及び固縛の措置をとる。操作は中央制御室，異なる区画若しくは離れた場所又は設置場所で可能な設計とする。

【54 条 64】

屋内の重大事故等対処設備は，風（台風）及び竜巻による影響に対し，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた施設内に設置又は保管することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

【54 条 43】【54 条 113】

屋外及び常設代替高圧電源装置置場（地上階）の重大事故等対処設備は，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。操作は，中央制御室，離れた場所又は設置場所で可能な設計とする。

屋外及び常設代替高圧電源装置置場（地上階）の重大事故等対処設備は，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。操作は，中央制御室，離れた場所又は設置場所で可能な設計とする。

インターフェイスシステムＬＯＣＡ時，使用済燃料プールにおける重大事故に至るおそれのある事故又は主蒸
気管破断事故起因の重大事故等時に使用する設備については，これらの環境条件を考慮した設計とするか，これらの環境影響を受けない区画等に設置する。
特に，使用済燃料プール監視カメラは，使用済燃料プールに係る重大事故等時に使用するため，その環境影響を考慮して，空気を供給し冷却することで耐環境性向上を図る設計とする。
屋外及び常設代替高圧電源装置置場（地上階）の重大事故等対処設備は，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。操作は中央制御室，離れた場
所又は設置場所で可能な設計とする。

また，地震，津波（敷地に遡上する津波を含む。），積
雪及び火山の影響による荷重を考慮し，機能を損なわない設計とするとともに，風（台風）及び竜巻による風荷重に対しては，風荷重を考慮すること又は位置的分散を考慮した設置若しくは保管により，機能を損なわない設

また，地震，津波（敷地に遡上する津波を含む。），積
雪及び火山の影響による荷重を考慮して機能を損なわない設計とするとともに，風（台風）及び竜巻による風荷重に対しては，風荷重を考慮すること又は位置的分散を考慮した設置若しくは保管により，機能を損なわない設

また，地震，津波（敷地に遡上する津波を含む。），
積雪及び火山の影響による荷重を考慮し，機能を損なわない設計とするとともに，ﾛ(3)(ⅰ)b.(c)(c-3-1)- ② 可
搬型重大事故等対処設備については，地震後においても機能及び性能を保持する設計とする。

整 合 性

備

考

【54 条 63】【54 条 65】

工事の計画のﾛ(3)(ⅰ)b.(c)(c-3-1)-② は設
置変更許可申請書（本文）の ﾛ(3)(ⅰ)b.(c)(c-3-1)-②の具体的な【54 条 66】

ﾛ-296

17

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R4

設置変更許可申請書（本文）
現場において人力で操作を行う弁は，手動操作が可能な設計とする。
現場での接続操作は，ボルト・ネジ接続，フランジ接続又はより簡便な接続方式等，接続方式を統一することにより，確実に接続が可能な設計とする。
また，重大事故等に対処するために迅速な操作を必要とする機器は，必要な時間内に操作できるように中央制
御室での操作が可能な設計とする。制御盤の操作器は運転員の操作性を考慮した設計とする。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
現場において人力で操作を行う弁は，手動操作が可能な設計とする。
現場での接続操作は，ボルト・ネジ接続，フランジ接続又はより簡便な接続方式等，接続方式を統一することにより，確実に接続が可能な設計とする。
また，重大事故等に対処するために迅速な操作を必要とする機器は，必要な時間内に操作できるように中央制
御室での操作が可能な設計とする。制御盤の操作器は運転員の操作性を考慮した設計とする。

工事の計画 該当事項
現場において人力で操作を行う弁は，手動操作が可能な設計とする。
現場での接続操作は，ボルト・ネジ接続，フランジ接続又はより簡便な接続方式等，接続方式を統一することにより，確実に接続が可能な設計とする。
また，重大事故等に対処するために迅速な操作を必要とする機器は，必要な時間内に操作できるように中央制
御室での操作が可能な設計とする。制御盤の操作器は運転員の操作性を考慮した設計とする。

想定される重大事故等において操作する重大事故等対処設備のうち動的機器については，その作動状態の確認が可能な設計とする。

想定される重大事故等において操作する重大事故等対処設備のうち動的機器については，その作動状態の確認が可能な設計とする。

想定される重大事故等において操作する重大事故等対処設備のうち動的機器については，その作動状態の確認が可能な設計とする。

(c-4-1-2)系統の切替性
重大事故等対処設備のうち，本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備は，通常時に使用する系統から速やかに切替操作が可能なように，系統に必要な弁等を設ける設計とする。

ｂ．系統の切替性
重大事故等対処設備のうち，本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備は，通常時に使用する系統から速やかに切替操作が可能なように，系統に必要な弁等を設ける設計とする。

重大事故等対処設備のうち，本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備は，通常時に使用する系統から速やかに切替操作が可能なように，系統に必要な弁等を設ける設計とする。

(c-4-1-3)可搬型重大事故等対処設備の常設設備との接続性
可搬型重大事故等対処設備を常設設備と接続するものについては，容易かつ確実に接続できるように，ケーブ
ルはボルト・ネジ接続又はより簡便な接続方式等を用
い，配管は配管径や内部流体の圧力によって，大口径配管又は高圧環境においてはフランジを用い，小口径配管
かつ低圧環境においてはより簡便な接続方式等を用いる設計とする。窒素ボンベ，空気ボンベ，タンクローリ等については，各々専用の接続方式を用いる。
また，同一ポンプを接続する配管は口径を統一することにより，複数の系統での接続方式の統一も考慮する。

ｃ．可搬型重大事故等対処設備の常設設備との接続性
可搬型重大事故等対処設備を常設設備と接続するものについては，容易かつ確実に接続できるように，ケーブ
ルはボルト・ネジ接続又はより簡便な接続方式等を用
い，配管は配管径や内部流体の圧力によって，大口径配管又は高圧環境においてはフランジを用い，小口径配管
かつ低圧環境においてはより簡便な接続方式等を用いる設計とする。窒素ボンベ，空気ボンベ，タンクローリ等については，各々専用の接続方式を用いる。
また，同一ポンプを接続する配管は口径を統一することにより，複数の系統での接続方式の統一も考慮する。

(c-4-1-4)発電所内の屋外道路及び屋内通路の確保想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備ﾛ(3)(ⅰ)b.(c)(c-4-1-4)-①を運搬
し，又は他の設備の被害状況を把握するため，発電所内の道路及び通路が確保できるよう，以下の設計とする。

ｄ．発電所内の屋外道路及び屋内通路の確保想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状
況を把握するため，発電所内の道路及び通路が確保できるよう，以下の設計とする。

屋外及び屋内において，アクセスルートは，自然現象，発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となる
おそれがある事象であって人為によるもの，溢水及び火災を想定しても，運搬，移動に支障をきたすことのない

屋外及び屋内において，アクセスルートは，自然現象，発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となる
おそれがある事象であって人為によるもの，溢水及び火災を想定しても，運搬，移動に支障をきたすことのない

整 合 性

備
考
【54 条 83】【54 条 84】【54 条 85】【54 条 86】

可搬型重大事故等対処設備を常設設備と接続するものについては，容易かつ確実に接続できるように，ケーブ
ルはボルト・ネジ接続又はより簡便な接続方式等を用
い，配管は配管径や内部流体の圧力によって，大口径配管又は高圧環境においてはフランジを用い，小口径配管
かつ低圧環境においてはより簡便な接続方式等を用いる設計とする。窒素ボンベ，空気ボンベ，タンクローリ等については，各々専用の接続方式を用いる。
また，同一ポンプを接続する配管は口径を統一することにより，複数の系統での接続方式の統一も考慮する。

想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備 ﾛ(3)(ⅰ)b.(c)(c-4-1-4)-① が移動・運搬できるため，また，他の設備の被害状況を把握するため，発電所内の道路及び通路が確保できるよう，
以下の設計とする。

工事の計画のﾛ(3)(ⅰ)b.(c)(c-4-1-4)-①
は，設置変更許可申請書（本文）のﾛ(3)(ⅰ)b.(c)(c-4-1-4)-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。

屋外及び屋内において，アクセスルートは，自然現
象，外部人為事象，溢水及び火災を想定しても，運搬，移動に支障をきたすことのないよう，迂回路も考慮して複数のアクセスルートを確保する設計とする。

【54 条 87】【54 条 88】

ﾛ-302

18

設置変更許可申請書（本文）NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R4

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。

【36 条 11】

ﾊ-1

19

設置変更許可申請書（本文）(ⅲ) 燃料要素の構造
a. 構 造ﾊ(2)(ⅲ)-①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。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R4b.

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

主要寸法
ﾊ(2)(ⅲ)-①燃料棒外径
ﾊ(2)(ⅲ)-③８×８燃料
約 13mmﾊ(2)(ⅲ)-③新型８×８燃料
約 12mmﾊ(2)(ⅲ)-①高燃焼度８×８燃料
約 12mmﾊ(2)(ⅲ)-①９×９燃料
約 11mmﾊ(2)(ⅲ)-①被覆管厚さ
ﾊ(2)(ⅲ)-③８×８燃料
約 0.9mm
ﾊ(2)(ⅲ)-③新型８×８燃料
約 0.9mm
ﾊ(2)(ⅲ)-③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 0.1mm）
ﾊ(2)(ⅲ)-①高燃焼度８×８燃料
約 0.9mm（うちジルコニウム内張約 0.1mm）
ﾊ(2)(ⅲ)-①９×９燃料
約 0.7mm（うちジルコニウム内張約 0.lmm）
ﾊ(2)(ⅲ)-②燃料棒有効長さ
ﾊ(2)(ⅲ)-③８×８燃料
約 3.7mﾊ(2)(ⅲ)-③新型８×８燃料
約 3.7mﾊ(2)(ⅲ)-②高燃焼度８×８燃料 約 3.7m
ﾊ(2)(ⅲ)-②９×９燃料（Ａ型）
標準燃料棒
約 3.7m
部分長燃料棒約 2.2mﾊ(2)(ⅲ)-②９×９燃料（Ｂ型）
約 3.7m（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)

備考

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。

整 合 性

設置変更許可申請書（本文）の ﾊ(2)(ⅲ)③は，本工事計画の対象外である。

ﾊ-920

設置変更許可申請書（本文）
使用済燃料プール監視設備
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
ﾆ(3)(ⅱ)-⑦ （「ヘ 計測制御系統施設の構造及び設備」と兼用）
個数
1

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項(3) 使用済燃料プール監視設備
ａ．使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
兼用する設備は，以下のとおり。
・計装設備（重大事故等対処設備）個数
水位：1
温度：1（検出点2箇所）
計測範囲
水位：EL.35,077mm～46,577mm
温度：0～120℃

工事の計画 該当事項
【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】
（要目表）

整 合 性

備

考

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R4

整合性「使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）」は，設置変更許可申請書（本文）におけるﾆ(3)(ⅱ)-⑦を工事の計画の「核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設」のうち「使用済燃料貯蔵設備」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」に整理しており整合している。

使用済燃料プール温度（ＳＡ）
ﾆ(3)(ⅱ)-⑧ （「ヘ 計測制御系統施設の構造及び設備」と兼用）
個数
1ｂ．使用済燃料プール温度（ＳＡ）
兼用する設備は，以下のとおり。
・計装設備（重大事故等対処設備）個数
1（検出点8箇所）
計測範囲
0～120℃【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】
（要目表）

整合性
「使用済燃料プール温度（ＳＡ）」は，設置変更許可申請書（本文）におけるﾆ(3)(ⅱ)-⑧を工事の計画の「核燃料物質の取扱施設
及び貯蔵施設」のうち「使用済燃料貯蔵設備」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」に整理しており整合し
ている。

ﾆ-54

21

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［常設重大事故等対処設備］
高圧代替注水系
常設高圧代替注水系ポンプ
ﾎ(3)(ⅱ)b.-⑥（「リ(3)(ⅱ)ｃ．原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備」と兼用）
台 数
1
容 量
約 136.7m３／h
全揚程
約 900m

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の主要機器仕様(1) 高圧代替注水系
ａ．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。
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備
台数
1
容量
約 136.7m３／h
全揚程
約 900m

工事の計画 該当事項

整 合 性
原子炉を未臨界にするための設備」に示す。

備考【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。）】（要目表）

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R4

整合性工事の計画のﾎ(3)(ⅱ)b.-⑥は，設置変更許可申請書（本文）のﾎ(3)(ⅱ)b.-⑥と同義であり整合している。
（本文十号）
高圧代替注水系流量 136.7m３／h（約 7.86MPa[gage]～約 1.04MPa[gage]において）・記載箇所
ハ(2)(ⅱ)b.(c)(c-2)(c-2-5)・設置変更許可申請書（本文十号）で使用している
高圧代替注水系の注水流量は，工事の計画で使用している常設高圧代替注水系ポンプの容量と整合しており，設置変更許可申請書（本文十号）で使用している解析条件に包絡されている。
・設置変更許可申請書（本文十号）で使用している
高圧代替注水系の圧力は，工事の計画で使用している高圧代替注水系ポンプの揚程より小さくしているため，設置変更許可申請書（本文十号）で使用している解析条件に包絡される。
ﾎ(3)(ⅱ)b.-⑥

ﾎ-46

22

設置変更許可申請書（本文）ヘ 計測制御系統施設の構造及び設備
計測制御系統施設の構造及び設備を以下のとおり変更する。
ﾍ-①発電用原子炉の適切かつ安全な運転のため，中性子束を測定する炉内核計装設備と水位，圧力，再循環流量等を測定する計装設備，ﾍ-②安全保護回路及びﾍ-③制
御設備を設ける。

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
【計測制御系統施設】（基本設計方針）
2. 計測装置等
2.1 計測装置
2.1.1 通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び重大事故等時における計測
ﾍ-①計測制御系統施設は，炉心，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並びにこれらに関する系統の健全性を確保するために監視することが必
要なパラメータを，通常運転時及び運転時の異常な過渡
変化時においても想定される範囲内で監視できる設計と
する。
＜中略＞

整 合 性
設置変更許可申請書（本文）第五号へ項において，工事の計画の内容は，以下の通り整合している。

備

考工事の計画のﾍ-①は，設置変更許可申請書（本文）のﾍ-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。

【34 条 1】NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R4工事の計画のﾍ-②は，設置変更許可申請書（本文）のﾍ-②を具体的に記載しており整合している。
工事の計画のﾍ-③は，設置変更許可申請書（本文）のﾍ-③を具体的に記載しており整合している。

【計測制御系統施設】（要目表）

ﾍ-③

ﾍ-1

23

設置変更許可申請書（本文）NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R4

制御棒の駆動は，ピストン上部又は下部に駆動水を供給して原子炉圧力容器底部から行う。ﾍ(3)(ⅱ)b.-②通常
駆動時の駆動源は，ポンプにより加圧された駆動水であり，ﾍ(3)(ⅱ)b.-③スクラム時の駆動源は，各々の制御棒駆動機構ごとに設ける水圧制御ユニットのアキュムレー
タの高圧窒素により加圧された駆動水である。
ﾍ(3)(ⅱ)b.-④ポンプは，各制御棒駆動機構及び水圧制御ユニットに共用である。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

ｂ．動作原理第6.1.2－1図は，制御棒駆動のための水圧作動系統を原理的に示すものである。（この図は，制御棒が静止の状態にある場合を示している。）通常の駆動に必要な水は，ろ過器を通過後，一部が水圧制御ユニットアキュムレー
タのチャージ用に，残りは圧力調整弁を通り，通常の制御棒駆動用並びに冷却用の3系統に順次分かれるが，それらの圧力は圧力調整弁により自動的に所定の値に保たれる。制御棒駆動用の水は，さらに引抜弁，挿入弁の2つの弁を通り，駆動機構本体に供給される。
＜中略＞

工事の計画 該当事項
【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＞
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。
ﾍ(3)(ⅱ)b.-②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，ﾍ(3)(ⅱ)b.-③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

備

考

工事の計画のﾍ(3)(ⅱ)
b. -② は，設置変更許可 申 請 書（ 本 文 ） の ﾍ(3)(ⅱ)b.-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。

【36 条 11】

工事の計画のﾍ(3)(ⅱ)
b. -③ は，設置変更許可 申 請 書（ 本 文 ） の ﾍ(3)(ⅱ)b.-③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。
設置変更許可申請書（本文）において許可を受けた ﾍ(3)(ⅱ)b.④は，本工事計画の対象外である。

ﾍ-37

24

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

考

【計測制御系統施設】（要目表）
ｃ．挿入時間及び駆動速度
スクラム挿入時間（全炉心平均）
全ストロークの90％挿入まで3.5秒以下（定格圧力時）
通常時駆動速度ﾍ(3)(ⅱ)c.-①76±15mm／s

この初期の加速力により制御棒に大きな初期スクラム速度が与えられる。このため約0.9秒で制御棒の全ストロークの20％，また，約2.0秒で50％まで挿入される。その後挿入速度は減少し，スクラム時間は，全ストロークの90％挿入で3.5秒以下（定格圧力時において，全炉心平均）である。
＜中略＞

工事の計画のﾍ(3)(ⅱ)
c. -① は，設置変更許可 申 請 書（ 本 文 ） の ﾍ(3)(ⅱ)c.-①を詳細に記載しており整合している。
76±15＝61～91

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R4

6.1.2.4.1 制御棒及び制御棒駆動系(1) 制御棒＜中略＞
通常の制御棒引抜速度は，76±15mm／sに設定する。
＜中略＞（本文十号）
スクラム挿入時間 全ストロークの 90％で 3.5 秒
・記載箇所
イ(2)(i)d.(c)制御棒は，引抜速度の上限値 9.1cm／s で引き抜かれる
とする。
・記載箇所
イ(2)(ⅱ)a.(a)c)
ハ(2)(ⅱ)e.(d)(d-7)

・工事の計画で使用している引抜速度の設定値は，設置変更許可申請書（本文十号）で使用している解析
条件に整合している。

ﾍ(3)(ⅱ)c.-①

ﾍ(3)(ⅱ)c.-①

ﾍ-38

25

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
6.10.1.1 概

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R4

発電用原子炉施設には，火災その他の異常な状態により中央制御室が使用できない場合において，中央制御室
以外の場所から，発電用原子炉を高温停止の状態に直ちに移行させ，及び必要なパラメータを想定される範囲内に制御し，その後，発電用原子炉を安全な低温停止の状態に移行させ，及び低温停止の状態を維持させるために必要な機能を有するﾍ(5)(ⅵ)-②装置を設ける設計とする。

気体状の放射性物質並びに火災等により発生する燃焼
ガス，ばい煙，有毒ガス及び降下火砕物に対する換気設
備の隔離ﾍ(5)(ⅵ)-③その他の適切に防護するための設備を設ける設計とする。

中央制御室及びこれに連絡する通路並びに運転員その他の従事者が中央制御室に出入りするための区域は，原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊又は故障その他の異常が発生した場合に，発電用原子炉の運転停止
その他の発電用原子炉施設の安全性を確保するための措置をとるため，従事者が支障なく中央制御室に入ることがﾍ(5)(ⅵ)-④できるようにする。

要＜中略＞
また，中央制御室内での操作が困難な場合に，原子炉をスクラム後の高温状態から低温状態に導くことのできる中央制御室外原子炉停止装置を設置する。
6.10.1.2 設計方針
(3) 中央制御室内での操作が困難な場合には，中央制御室以外からも，原子炉をスクラム後の高温状態から低温状態に容易に導けるようにする。
6.10.1.4.2 中央制御室外原子炉停止装置
中央制御室外原子炉停止装置は，中央制御室から十分離れた場所に設置し，中央制御室で操作が困難な場合に，原子炉をスクラム後の高温状態から低温状態に安全かつ容易に導くためのものである。
原子炉のスクラムは，中央制御室外において，原子炉
緊急停止系作動回路の電源を遮断すること等により行うことができる。
中央制御室外原子炉停止装置は，その盤面に設ける切替スイッチを本装置側に切り替えることにより，中央制
御室とは，独立して使用できる。
中央制御室外原子炉停止装置には，逃がし安全弁，原
子炉隔離時冷却系，残留熱除去系等の計測制御装置及び建屋内の必要箇所と連絡可能な通信設備を設ける。

6.10.1.4.1 中央制御室
中央制御室は，原子炉建屋付属棟内に設置し，原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊又は故障が発生した場合に，従事者が支障なく中央制御室に入ることができるよう，これに連絡する通路及び出入りするための区域を多重化する。
＜中略＞
中央制御室は，当該操作が必要となる理由となった事
象が有意な可能性をもって同時にもたらされる環境条件
及び発電用原子炉施設で有意な可能性をもって同時にもたらされる環境条件（地震，内部火災，内部溢水，外部電源喪失並びにばい煙，有毒ガス，降下火砕物及び凍結による操作雰囲気の悪化）を想定しても，適切な措置を講じることにより運転員が運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故に対応するための設備を容易に操作ができるものとする。
＜中略＞

工事の計画 該当事項
【計測制御系統施設】(要目表)
2 中央制御室機能及び中央制御室外原子炉停止機能(2) 中央制御室外原子炉停止機能
中央制御室外原子炉停止機能は以下の機能を有する。
火災その他の異常な状態により中央制御室が使用できない場合において，中央制御室以外の場所から，発電用原子炉を高温停止の状態に直ちに移行させ，及び必要なパラメータを想定される範囲内に制御し，その後，発電用原子炉を安全な低温停止の状態に移行させ，及び低温
停止の状態を維持させるために必要な機能を有する ﾍ(5)(ⅵ)-②中央制御室外原子炉停止装置を設ける設計とする。

【計測制御系統施設】(要目表)
2 中央制御室機能及び中央制御室外原子炉停止機能(1) 中央制御室機能
c. 居住性の確保
中央制御室及びこれに連絡する通路並びに運転員その他の従事者が中央制御室に出入りするための区域は，原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊又は故障その他の異常が発生した場合に，中央制御室の気密性，遮蔽その他適切な放射線防護措置，気体状の放射性物質並びに火災等により発生する燃焼ガス，ばい煙，有毒ガス
及び降下火砕物に対する換気設備の隔離ﾍ(5)(ⅵ)-③その他の適切な防護措置を講じることにより，発電用原子炉の運転の停止その他の発電用原子炉施設の安全性を確保するための措置をとるための機能を有するとともに連絡する通路及び出入りするための区域は従事者が支障なく
中央制御室に入ることがﾍ(5)(ⅵ)-④できるよう，多重性を有する設計とする。
＜中略＞

整 合 性

備

考

工事の計画のﾍ(5)(ⅵ)- ② は ，設 置 変 更 許可
申請書（本文）のﾍ(5)(ⅵ )-② を具体的に記載しており整合している。

【38 条 13】工事の計画のﾍ(5)(ⅵ)- ③ は ，設 置 変 更 許可
申請書（本文）のﾍ(5)(ⅵ )-③ 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。

【38 条 14】工事の計画のﾍ(5)(ⅵ)- ④ は ，設 置 変 更 許可
申請書（本文）のﾍ(5)(ⅵ )-④ を具体的に記載しており整合してい
る。

ﾍ-50

26

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(1) 排ガス前置除湿器
基 数
2（予備 1）形 式
冷却式

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

考

(2) 排ガス後置除湿器
基 数
2（予備 1）形 式
乾燥材（モレキュラーシーブ）式(3) 排ガス活性炭ベッド
基 数20（予備 2）形 式
活性炭式充填式

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R4(4) 排ガス後置フィルタ
基 数
2
形 式
高効率フィルタ(5) 排ガス空気抽出器
基 数
3
形 式
空気駆動式（2），機械式（1）＜中略＞(ⅲ) 排気口の位置
排気筒位置
排気筒高さ

排
原子炉から東側約 75m
約 140m(2) 液体廃棄物の廃棄設備(ⅰ) 構 造ﾄ(2)-①液体廃棄物はその発生源により，機器ドレン廃液，床ドレン廃液，化学廃液，洗濯廃液及び排ガス洗浄
廃液に分類され，それぞれ機器ドレン処理系，床ドレン
処理系，再生廃液処理系，洗濯廃液処理系及び排ガス洗浄廃液処理系で処理する。

気 筒
接地点標高
排気筒高さ

約 8m
約 140m7.2 液体廃棄物処理系
7.2.1 概 要
液体廃棄物処理系は，機器ドレン処理系，床ドレン処
理系，再生廃液処理系，洗濯廃液処理系及び排ガス洗浄
廃液処理系で構成する。
＜中略＞

ﾄ(2)-①液体廃棄物処理設備は，廃液の発生源により，機器ドレン処理系，床ドレン処理系，再生廃液処理系，
洗濯廃液処理系及び排ガス洗浄廃液処理系で処理する設計とする。
5.1.1 通常運転時の一般要求(2) 通常運転時に漏えいを許容する場合の措置
設計基準対象施設は，通常運転時において，放射性物
質を含む液体を内包する容器，配管，ポンプ，弁その他の設備から放射性物質を含む液体があふれ出た場合においては，系統外に漏えいさせることなく，各建屋等に設けられた機器ドレン又は床ドレン等のサンプ又はタンクに収集し，液体廃棄物処理設備に送水する設計とする。

設置変更許可申請書（本文）の許可を受けた「排気口の位置」については，本工事計画の対象外である。

既許可との整合工事の計画の ﾄ(2)-①
は，設置変更許可申請書（本文）の ﾄ(2)-①
を総括して記載しているものであり整合している。

【39 条 4】【15 条 4】

1.2 廃棄物処理設備
放射性物質を含む原子炉冷却材を通常運転時において原子炉冷却系統外に排出する場合は，床ドレン及び機器
ドレン系のサンプを介して，液体廃棄物処理系へ導く設計とする。

【29 条 2】ﾄ-227

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R4

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(a-2) サポート系故障時に用いる設備(a-2-1) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原
子炉格納容器の冷却
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，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）が起動できない場合の重大事故等対処設備として使用する代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，ﾘ(3)(ⅱ)a.(a)(a-2)(a-2-1)-①「リ(3)(ⅱ)ａ．
(a-1-1) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原
子炉格納容器の冷却」と同じである。

ｂ．サポート系故障時に用いる設備(a) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉
格納容器の冷却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，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）が起動できない場合の重大事故等対処設備として使用する代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，「(1)a.(a) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却」と同じである。

(a-2-2) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却(b) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却

全交流動力電源喪失により，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）が起動できない場合の重大事故等対処設
備として使用する代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，ﾘ(3)(ⅱ)a.(a)(a-2)(a-2-2)-①「リ(3)(ⅱ)ａ．
(a-1-2) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却」と同じである。

全交流動力電源喪失により，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）が起動できない場合の重大事故等対処設
備として使用する代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，「(1)a.(b) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却」と同じである。

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

考

工事の計画のﾘ(3)(ⅱ)
a.(a)(a-2)(a-2-1)-①
は，設置変更許可申請書（本文）のﾘ(3)(ⅱ)
a.(a)(a-2)(a-2-1)-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。

【64 条 3】【64 条 13】工事の計画のﾘ(3)(ⅱ)
a.(a)(a-2)(a-2-2)-①
は，設置変更許可申請書（本文）のﾘ(3)(ⅱ)
a.(a)(a-2)(a-2-2)-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。

【64 条 7】【64 条 14】3.2.4 代替格納容器スプレイ冷却系(1) 常設低圧代替注水系ポンプによる代替格納容器スプレイ
炉心の著しい損傷防止のための原子炉格納容器内冷却に用いる設備のうち，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が機能喪失した場合及び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，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）が起動できない場合の重大事故等対処設備として，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，ﾘ(3)(ⅱ)a.(a)(a-2)(a-21)-①常設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡水貯槽の水を残留熱除去系等を経由して原子炉格納容器内のスプレイヘッダからドライウェル内にスプレイすることで，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させることができる設計とする。
＜中略＞

3.2.4 代替格納容器スプレイ冷却系(2) 可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型
ポンプによる代替格納容器スプレイ
炉心の著しい損傷防止のための原子炉格納容器内冷却に用いる設備のうち，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の機能が喪失した場合及び全交流動力電源喪失
により，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）が起動できない場合の重大事故等対処設備として，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，ﾘ(3)(ⅱ)a.(a)(a-2)(a2-2)-①可搬型代替注水中型ポンプ（直列 2 台）により西側淡水貯水設備の水を，可搬型代替注水大型ポンプにより代替淡水貯槽の水を残留熱除去系等を経由してスプレ
イヘッダからドライウェル内にスプレイすることで，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させることができる設計とする。
＜中略＞

ﾘ-17

28

設置変更許可申請書（本文）NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R4

ﾘ(3)(ⅱ)a.(b)(b-1)(b-1-2)-①代替格納容器スプレイ
冷却系（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中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポン
プにより海を利用できる設計とする。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

代替格納容器スプレイ冷却系（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中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより海を利用できる設計とする。

工事の計画 該当事項
3.7.1 重大事故等の収束に必要となる水源＜中略＞
ﾘ(3)(ⅱ)a.(b)(b-1)(b-1-2)-①海は，想定される重大事故等時において，淡水が枯渇した場合に，代替淡水貯槽又は西側淡水貯水設備へ水を供給するための水源であるとともに，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低圧代替注水系（可搬型），代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）及び格納容器下部注水系（可搬型）の水源として，また，原子炉建屋放水設備の水源として利用できる設計とする。

整 合 性

備

工事の計画のﾘ(3)(ⅱ)
a.(b)(b-1)(b-1-2)-①
は，設置変更許可申請書（本文）のﾘ(3)(ⅱ)
a.(b)(b-1)(b-1-2)-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。

【71 条 11】3.7.2 代替水源供給設備＜中略＞
重大事故等の収束に必要な水源である代替淡水貯槽へ淡水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水中型ポンプは，代替淡水源である西側淡水貯水設備，淡水タンク（多目的タンク，原水タンク，ろ過
水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）の淡水を，可搬型代
替注水大型ポンプは，淡水タンク（多目的タンク，原水
タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）の淡水を代替淡水貯槽へ供給できる設計とする。
また，ﾘ(3)(ⅱ)a.(b)(b-1)(b-1-2)-①淡水が枯渇した
場合に，重大事故等の収束に必要な水源である代替淡水貯槽へ海水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型
ポンプは，海水を代替淡水貯槽へ供給できる設計とする。

考【71 条 12】【71 条 13】
重大事故等の収束に必要な水源である西側淡水貯水設
備へ淡水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水大型ポンプは，代替淡水源である代替淡
水貯槽，淡水タンク（多目的タンク，原水タンク，ろ過
水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）の淡水を西側淡水貯水設備へ供給できる設計とする。
また，ﾘ(3)(ⅱ)a.(b)(b-1)(b-1-2)-①淡水が枯渇した
場合に，重大事故等の収束に必要な水源である西側淡水貯水設備へ海水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水大型ポンプは，海水を西側淡水貯水設備へ供給できる設計とする。
＜中略＞

ﾘ-21

29

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R4

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

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，代替所内
電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代
替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。また，可搬型代替注水中型ポンプ及び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より駆動できる設計とする。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，代替所内
電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代
替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。また，可搬型代替注水中型ポンプ及び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より駆動できる設計とする。燃料は，燃料給油設備である可搬型設備用軽油タンク及びタンクローリにより補給できる設計とする。

本系統の詳細については，「リ(3)(ⅱ)ａ．(a-1-2) 代
替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却」に記載する。

本系統の詳細については，「(1)a.(b) 代替格納容器ス
プレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却」に記載する。

(b-2) サポート系故障時に用いる設備(b-2-1) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原
子炉格納容器の冷却ｂ．サポート系故障時に用いる設備(a) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉
格納容器の冷却炉心の著しい損傷が発生した場合において，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るサポート系の故障により，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）が起動できない場合の重大事故等対処設備としてﾘ(3)(ⅱ)a.(b)(b-2)(b-2-1)-①使用する代替格納容器スプ
レイ冷却系（常設）は，「リ(3)(ⅱ)ａ．(a-1-1) 代替格
納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却」と同じである。

炉心の著しい損傷が発生した場合において，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るサポート系の故障により，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）が起動できない場合の重大事故等対処設備として使用する代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，「(1)a.(a) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却」と同じである。

工事の計画 該当事項
3.2.4 代替格納容器スプレイ冷却系(2) 可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型
ポンプによる代替格納容器スプレイ＜中略＞
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，代替所内
電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代
替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。また，可搬型代替注水中型ポンプ及び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より駆動できる設
計とする。
＜中略＞

整 合 性

備

考

【64 条 8】

本系統の詳細について
は，設置変更許可申請書（本文）「リ(3)(ⅱ)
ａ．(a-1-2) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却」に示す。

3.2.4 代替格納容器スプレイ冷却系(1) 常設低圧代替注水系ポンプによる代替格納容器スプレイ＜中略＞
炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が機能喪失した場合及
び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，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）が起動できない場合の重大事故等対処設備としてﾘ(3)(ⅱ)a.(b)(b-2)(b-2-1)-①，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，常設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡水貯槽の水を残留熱除去系等を経由してスプレイヘッダからドライウェル内にスプレイすることで，原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させることができる設計とする。
＜中略＞

工事の計画のﾘ(3)(ⅱ)
a.(b)(b-2)(b-2-1)-①
は，設置変更許可申請書（本文）のﾘ(3)(ⅱ)
a.(b)(b-2)(b-2-1)-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。

【64 条 33】

ﾘ-22

30

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R4

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(b-2-2) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却(b) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却

炉心の著しい損傷が発生した場合において，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るサポート系の故障により，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）が起動できない場合の重大事故等対処設備としてﾘ(3)(ⅱ)a.(b)(b-2)(b-2-2)-①使用する代替格納容器スプ
レイ冷却系（可搬型）は，「リ(3)(ⅱ)ａ．(a-1-2) 代替
格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却」と同じである。

炉心の著しい損傷が発生した場合において，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るサポート系の故障により，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）が起動できない場合の重大事故等対処設備として使用する代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，「(1)a.(b) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却」と同じである。

(b-2-3) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（格
納容器スプレイ冷却系）の復旧(c)

炉心の著しい損傷が発生した場合において，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るサポート系の故障により，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設備 ﾘ(3)(ⅱ)a.(b)(b-2)(b-2-3)-①は，「リ(3)(ⅱ)ａ．(a-23) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（格納容器
スプレイ冷却系）の復旧」と同じである。

炉心の著しい損傷が発生した場合において，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るサポート系の故障により，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設備は，「(1)b.(c) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の復旧」と同じである。

常設代替交流電源設備による残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の復旧工事の計画 該当事項
3.2.4 代替格納容器スプレイ冷却系(2) 可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型
ポンプによる代替格納容器スプレイ＜中略＞
炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が機能喪失した場合及
び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，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）が起動できない場合の重大事故等対処設備として，ﾘ(3)(ⅱ)a.(b)(b-2)(b-2-2)-①代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，可搬型代替注水中型
ポンプ（直列 2 台）により西側淡水貯水設備の水を，可搬型代替注水大型ポンプにより代替淡水貯槽の水を残留熱除去系等を経由してスプレイヘッダからドライウェル
内にスプレイすることで，原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させることができる
設計とする。
＜中略＞

3.2 原子炉格納容器安全設備
3.2.1 格納容器スプレイ冷却系＜中略＞
炉心の著しい損傷が発生した場合において，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るサポート系の故障により，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設備 ﾘ(3)(ⅱ)a.(b)(b-2)(b-2-3)-①として，常設代替交流電源設備を使用し，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）を復旧できる設計とする。
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）は，常設代
替交流電源設備からの給電により機能を復旧し，残留熱除去系ポンプによりサプレッション・チェンバのプール
水をドライウェル内及びサプレッション・チェンバ内にスプレイすることで原子炉格納容器を冷却できる設計とする。本系統に使用する冷却水は残留熱除去系海水系又は緊急用海水系から供給できる設計とする。
＜中略＞

整 合 性

備

考

工事の計画のﾘ(3)(ⅱ)
a.(b)(b-2)(b-2-2)-①
は，設置変更許可申請書（本文）のﾘ(3)(ⅱ)
a.(b)(b-2)(b-2-2)-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。

【64 条 34】

工事の計画のﾘ(3)(ⅱ)
a.(b)(b-2)(b-2-3)-①
は，設置変更許可申請書（本文）のﾘ(3)(ⅱ)
a.(b)(b-2)(b-2-3)-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。

【64 条 16】【64 条 35】

ﾘ-23

31

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

高圧代替注水系
常設高圧代替注水系ポンプ
ﾘ(3)(ⅱ)c.-③（「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(a) 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」と兼用）(4) 高圧代替注水系
ａ．常設高圧代替注水系ポンプ
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の主要機器仕様に記載する。

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。）】（要目
表）

整 合 性

備

考

ﾘ(3)(ⅱ)c.-③

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R4

設置変更許可申請書（本文）

ﾘ(3)(ⅱ)c.-③「常設高圧代替注水系
ポンプ」は，設置変更
許可申請書（本文）における ﾘ(3)(ⅱ)c.-③
を工事の計画の主たる登録先として「原子炉冷却系統施設」のうち「非常用炉心冷却設備
その他原子炉注水設備」に整理し，工事の計画の ﾘ(3)(ⅱ)c.-③
は，設置変更許可申請書（本文）のﾘ(3)(ⅱ)
c. -③ と同義であり整合している。

ﾘ-75

32

設置変更許可申請書（本文）
非常用ガス再循環系排風機
ﾘ (4)(ⅳ )-⑤ （「ヘ(5)(ⅵ) 中央 制御室」及 び「リ(4)(ⅴ) 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」と兼用）
ﾘ(4)(ⅳ)-⑥台
数
1（予備 1）
容量
約 17,000m３／h

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項(c) 非常用ガス再循環系排風機
第 9.1－4 表 原子炉建屋ガス処理系主要仕様に記載する。

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

考

【原子炉格納施設】（要目表）

ﾘ(4)(ⅳ)-⑤

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R4

ﾘ(4)(ⅳ)-⑥

整合性「非常用ガス再循環系排風機」は，設置変更許可申請書（本文）におけるﾘ(4)(ⅳ)-⑤
を工事の計画における登録先として「原子炉格納施設」のうち「放射性物質濃度制御設
備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備」に整理しており整合している。
工事の計画のﾘ(4)(ⅳ)-⑥は，設置変更許可申請書（本文）のﾘ(4)(ⅳ)-⑥と同義であり整合している。

ﾘ-141

33

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R4

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
【非常用電源設備】（基本設計方針）
1.2 代替所内電気系統＜中略＞
代替所内電気設備の緊急用メタルクラッド開閉装置，緊急用パワーセンタ，緊急用モータコントロールセン
タ，緊急用電源切替盤，緊急用直流 125V 主母線盤等は，非常用所内電気設備とﾇ(2)(ⅳ)-⑤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ように位置的分散を図る設計とする。

整 合 性

備

考

代替所内電気設備の緊急用メタルクラッド開閉装置及び緊急用パワーセンタは，ﾇ(2)(ⅳ)-⑤屋内（常設代替高圧電源装置置場）に設置することで，非常用所内電気設
備と共通要因によって同時に機能を損なわないように位置的分散を図る設計とする。

代替所内電気設備の緊急用メタルクラッド開閉装置及び緊急用パワーセンタは，屋内（常設代替高圧電源装置
置場）に設置することで，非常用所内電気設備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。

代替所内電気設備の緊急用モータコントロールセンタ
は，ﾇ(2)(ⅳ)-⑤屋内（常設代替高圧電源装置置場）及び原子炉建屋廃棄物処理棟内に設置することで，非常用所
内電気設備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。

代替所内電気設備の緊急用モータコントロールセンタ
は，屋内（常設代替高圧電源装置置場）及び原子炉建屋
廃棄物処理棟内に設置することで，非常用所内電気設備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。

代替所内電気設備の緊急用電源切替盤は，ﾇ(2)(ⅳ)-⑤
原子炉建屋原子炉棟及び中央制御室内に設置すること
で，非常用所内電気設備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。

代替所内電気設備の緊急用電源切替盤は，原子炉建屋
原子炉棟及び中央制御室内に設置することで，非常用所
内電気設備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。

代替所内電気設備の緊急用直流 125V 主母線盤は， ﾇ(2)(ⅳ)-⑤ 原子炉建屋廃棄物処理棟内に設置すること
で，非常用所内電気設備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。

代替所内電気設備の緊急用直流 125V 主母線盤は，原子炉建屋廃棄物処理棟内に設置することで，非常用所内電気設備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。

代替所内電気設備は，独立した電路で系統構成することにより，非常用所内電気設備に対して，独立性を有する設計とする。

代替所内電気設備は，独立した電路で系統構成することにより，非常用所内電気設備に対して，独立性を有する設計とする。

代替所内電気設備は，独立した電路で系統構成することにより，非常用所内電気設備に対して，独立性を有する設計とする。

【72 条 28】

これらの位置的分散及び電路の独立性によって，代替
所内電気設備は非常用所内電気設備に対して独立性を有する設計とする。

これらの位置的分散及び電路の独立性によって，代替
所内電気設備は非常用所内電気設備に対して独立性を有する設計とする。

これらの位置的分散及び電路の独立性によって，代替
所内電気設備は非常用所内電気設備に対して独立性を有する設計とする。
＜中略＞
重大事故等対処施設の動力回路に使用するケーブル
は，負荷の容量に応じたケーブルを使用し，非常用電源
系統へ接続するか，非常用電源系統と独立した代替所内
電気系統へ接続する設計とする。

【72 条 29】

工事の計画のﾇ(2)(ⅳ) 【72 条 27】- ⑤ は ，設 置 変 更 許可
申請書（本文）のﾇ(2)(ⅳ )-⑤ 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。

【72 条 33】

ﾇ-28

34

設置変更許可申請書（本文）(ⅲ) 所内ボイラ（東海発電所及び東海第二発電所共用，既設）

ﾇ(3)(ⅲ)－① 所内ボイラは，発電所の運転に必要な量，圧力の蒸気を供給できる系統構成とし，蒸気を蒸気
溜めより所内蒸気系母管を経て，蒸気を使用する各機器に供給できる設計とする。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R4

ﾇ(3)(ⅲ)－②所内ボイラの損傷時においても，発電用原子炉施設の安全性に影響を与えない設計とする。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
10.4 所内ボイラ（東海発電所及び東海第二発電所共用，既設）
10.4.1 概要
所内ボイラは，タービンのグランド蒸気，廃棄物処理
系の濃縮器，屋外タンク配管の保温及び各種建屋等の暖房用に蒸気を供給する設備である。
10.4.2 設計方針
(1) 原子炉の運転に必要な量，圧力の蒸気を供給できる系統構成とする。
(2) 蒸気は，所内ボイラの蒸気溜めから所内蒸気系母管を経て，蒸気を使用する各機器に供給できるようにする。

(3) 蒸気使用機器で使用される蒸気のうち回収できるものは，所内蒸気戻り系より所内ボイラの給水タンクに集め，ボイラ用水として再使用できるようにする。

(4) 所内ボイラは，長期連続運転及び負荷運転に耐えられるようにする。

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

考

発電用原子炉施設には，設計基準事故に至るまでの間に想定される使用条件として，ﾇ(3)(ⅲ)－①液体廃棄物
処理系，屋外タンク配管の保温及び各種建屋の暖房用並
びに主蒸気が使用できない場合のタービンのグランド蒸
気に必要な蒸気を供給する能力を有する所内ボイラ（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。））を設置する。

工事の計画のﾇ(3)(ⅲ)－①は，設置変更許可
申請書（本文）のﾇ(3)(ⅲ)－①について具体的に記載しており整合している。

【48 条 1】

ﾇ(3)(ⅲ)－②所内ボイラは，発電用原子炉施設の安全性を損なわない設計とする。

工事の計画のﾇ(3)(ⅲ)－②は設置変更許可申請 書 （ 本 文 ） の ﾇ(3)( ⅲ ) － ② と 同 義 であり整合している。

1. 所内ボイラ
1.1 所内ボイラの機能

1.2 所内ボイラの設計条件
ﾇ(3)(ⅲ)－①所内ボイラは，ボイラ本体，燃焼装置，通風装置，給水装置，自動燃焼制御装置等で構成し，蒸気を蒸気溜めより所内蒸気系母管を経て，蒸気を使用する各機器に供給できる設計とする。
蒸気使用機器で使用される蒸気のうち回収できるもの
は，所内蒸気戻り系より所内ボイラの給水タンクに集め，ボイラ用水として再使用し，給水使用量を低減できる設計とする。

【48 条 6】

所内ボイラは，長期連続運転及び負荷変動に対応できる設計とし，設計基準事故時及び当該事故に至るまでの間に想定される全ての環境条件において，その機能を発揮できる設計とするとともに，所内ボイラの健全性及び能力を確認するため，必要な箇所の保守点検（試験及び検査を含む。）ができるよう設計する。

【48 条 7】

設計基準対象施設に施設する所内ボイラ及びその付属設備の耐圧部分に使用する材料は，安全な化学的成分及び機械的強度を有するとともに，耐圧部分の構造は，最高使用圧力及び最高使用温度において，発生する応力に対して安全な設計とする。

【48 条 3】

設計基準対象施設に施設する所内ボイラに属する主要な耐圧部の溶接部は，次のとおりとし，溶接事業者検査により適用基準及び適用規格に適合していることを確認する。
イ．不連続で特異な形状でない設計とする。
ロ．溶接による割れが生ずるおそれがなく，かつ，健全な溶接部の確保に有害な溶込み不良その他の欠陥がない【48 条 2】

ﾇ-103

35

設置変更許可申請書（本文）(ⅳ) 補機駆動用燃料設備

10.7 補機駆動用燃料設備（非常用電源設備及びボイラに係るものを除く。
）
10.7.1 概要
重大事故等に対処するために使用する可搬型又は常設設備の動作に必要な駆動燃料を貯蔵及び補給する燃料設備として軽油貯蔵タンク，常設代替高圧電源装置燃料移送ポンプ，可搬型設備用軽油タンク及びタンクローリを設ける。
軽油貯蔵タンク，常設代替高圧電源装置燃料移送ポン
プ，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。

工事の計画 該当事項

1. 補機駆動用燃料設備
ﾇ(3)(ⅳ)-①可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替
注水大型ポンプのポンプ駆動用燃料は，可搬型代替注水
中型ポンプ車載燃料タンク又は可搬型代替注水大型ポン
プ車載燃料タンクに貯蔵する。
ﾇ(3)(ⅳ)-①可搬型設備用軽油タンクは，可搬型代替注
水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの燃料を貯蔵できる設計とする。
ﾇ(3)(ⅳ)-①可搬型代替注水中型ポンプ，可搬型代替注
水大型ポンプ及びタンクローリ（走行用の燃料タンク）
等は，可搬型設備用軽油タンクからタンクローリを用いて燃料を補給できる設計とする。

整 合 性

備

工事の計画 ﾇ(3)(ⅳ)①は設置変更許可申請書（本文）のﾇ(3)(ⅳ)- ① を 具体 的 に 記 載しており整合している。

【54 条 93】【54 条 98】【62 条 10】【63 条 20】【64 条 9】【65 条 29】【66 条 9】【66 条 22】【67 条 24】【69 条 14】【69 条 24】【69 条 30】【69 条 40】【69 条 45】【69 条 49】【70 条 3】【70 条 10】【71 条 15】

設置変更許可申請書（本文）の ﾇ(3)(ⅳ)②「軽油貯蔵タンク，
常設代替高圧電源装置
燃料移送ポンプ」は「ヌ(2)(ⅳ)代替電源設
備」に示す。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R4

ﾇ(3)(ⅳ)-①重大事故等に対処するために使用する可搬型又は常設設備の動作に必要な駆動燃料を貯蔵及び補給する燃料設備として軽油貯蔵タンク，常設代替高圧電源
装置燃料移送ポンプ，可搬型設備用軽油タンク及びタン
クローリを設ける。ﾇ(3)(ⅳ)-②軽油貯蔵タンク，常設代
替高圧電源装置燃料移送ポンプ，可搬型設備用軽油タン
ク及びタンクローリについては，「ヌ(2)(ⅳ)代替電源設
備」に記載する。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

考

ﾇ-105

36

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

10.9.1 通常運転時等
10.9.1.1 概 要

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R4

緊急時対策所は，ﾇ(3)(ⅵ)-③異常等に対処するために必要な指示を行うための要員等を収容できる設計とする。

＜中略＞
緊急時対策所は，異常等に対処するために必要な指示を行うための要員等を収容できる設計とする。また，異常等に対処するために必要な情報を中央制御室内の運転員を介さずに正確かつ速やかに把握できる設備として，
データ伝送装置，緊急時対策支援システム伝送装置及びＳＰＤＳデータ表示装置で構成する安全パラメータ表示
システム（ＳＰＤＳ）（以下「安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）」という。
）を設置する。
10.9.1 通常運転時等
10.9.1.1 概 要

ﾇ(3)(ⅵ)-④また，異常等に対処するために必要な情報を中央制御室内の運転員を介さずに正確かつ速やかに把握するために，データ伝送装置，緊急時対策支援システ
ム伝送装置及びＳＰＤＳデータ表示装置で構成する安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）（以下「安全パラメ
ータ表示システム（ＳＰＤＳ）」という。
）を設置する。

＜中略＞
緊急時対策所は，異常等に対処するために必要な指示を行うための要員等を収容できる設計とする。また，異常等に対処するために必要な情報を中央制御室内の運転員を介さずに正確かつ速やかに把握できる設備として，
データ伝送装置，緊急時対策支援システム伝送装置及びＳＰＤＳデータ表示装置で構成する安全パラメータ表示
システム（ＳＰＤＳ）（以下「安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）」という。
）を設置する。

工事の計画 該当事項
故等に対処するために必要な指示を行う要員がとどまる
ことができるよう，適切な遮蔽設計及び換気設計を行い
緊急時対策所の居住性を確保する。
＜中略＞【緊急時対策所】（基本設計方針）

1. 緊急時対策所
1.1 緊急時対策所の設置等(3) 緊急時対策所の機能
a. 居住性の確保
緊急時対策所は，ﾇ(3)(ⅵ)-③原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した場合に適切な措置をとるために必要な要員を収容できるとともに，それら要員が必要な期間にわたり滞在できる設計と
する。

b.

整 合 性

備

考

【46 条 2】工事の計画のﾇ(3)(ⅵ)- ③ は ，設 置 変 更 許可
申請書（本文）のﾇ(3)(ⅵ )-③ を具体的に記載しており整合してい
る。

情報の把握

緊急時対策所には，ﾇ(3)(ⅵ)-④原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常に対処するために必要な情報及び重大事故等が発生した場合においても当該事故等に対処するために必要な指示ができるよう，重大事故等に対処するために必要な情報を，中央制御室内の運転員を介さずに正確，かつ速やかに把握できる情報収集設備を設置する。
緊急時対策所の情報収集設備として，事故状態等の必要な情報を把握するために必要なパラメータ等を収集し，緊急時対策所内で表示できるよう，データ伝送装
置，緊急時対策支援システム伝送装置及びＳＰＤＳデー
タ表示装置で構成する安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）を設置する設計とする。

【46 条 3】【76 条 21】【46 条 4】c.
ﾇ(3)(ⅵ)-⑤発電所内の関係要員への指示及び発電所外
関係箇所との通信連絡を行うために送受話器（ページング），電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末
及びＦＡＸ），衛星電話設備，無線連絡設備，携行型有線通話装置，テレビ会議システム（社内），加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ），専用電話設備（専用電話（ホットライン）（地方公共団体向））及び統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備を用いた通信連
絡設備を設置又は保管する。

発電所内の関係要員への指示及び発電所外関係箇所との通信連絡を行うために必要な設備として，送受話器（ページング），電力保安通信用電話設備（固定電話機，
ＰＨＳ端末及びＦＡＸ），衛星電話設備，無線連絡設備，携行型有線通話装置，テレビ会議システム（社内），加入
電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ），専用電話設備（専用電話（ホットライン）（地方公共団体向））及び統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備を設置又は保管する。

通信連絡
原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常が発生した場合において，当該事故等に対処するため，ﾇ(3)(ⅵ)-⑤発電所内の関係要員に指示を行うために必要な通信連絡設備及び発電所外関係箇所と専用であって多様性を備えた通信回線にて通信連絡できる設計とする。
緊急時対策所には，重大事故等が発生した場合においても発電所の内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡できる設計とする。

工 事 の 計 画 の ﾇ (3)( ⅵ)-④は，設置変更許可
申請書（本文）のﾇ(3)(ⅵ)-④ を具体的に記載しており，整合している。

工 事 の 計 画 の ﾇ (3)( ⅵ)-⑤は，設置変更許可
申請書（本文）のﾇ(3)(ⅵ)-⑤ を具体的に記載しており，整合している。

【46 条 5】【76 条 22】

ﾇ-114

37

設置変更許可申請書（本文）
ﾇ(3)(ⅵ)-⑪（「ヌ(3)(ⅶ) 通信連絡設備」と兼用）
ﾇ(3)(ⅵ)-⑫一式
電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）（東海発電所及び東海第二発電所共用）
ﾇ(3)(ⅵ)-⑪（「ヌ(3)(ⅶ) 通信連絡設備」と兼用）
ﾇ(3)(ⅵ)-⑫一式
テレビ会議システム（社内）（東海発電所及び東海第二発
電所共用）
ﾇ(3)(ⅵ)-⑪（「ヌ(3)(ⅶ) 通信連絡設備」と兼用）
ﾇ(3)(ⅵ)-⑫一式NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R4

専用電話設備（専用電話（ホットライン）（地方公共団体向））（東海発電所及び東海第二発電所共用）
ﾇ(3)(ⅵ)-⑪（「ヌ(3)(ⅶ) 通信連絡設備」と兼用）
ﾇ(3)(ⅵ)-⑫一式
無線連絡設備（固定型）
ﾇ(3)(ⅵ)-⑪（「ヌ(3)(ⅶ) 通信連絡設備」と兼用）
ﾇ(3)(ⅵ)-⑫一式

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項(b) 電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末
及びＦＡＸ）（東海発電所及び東海第二発電所共用）
第 10.12－1 表 通信連絡設備の一覧表に記載する。
＜中略＞(e) 無線連絡設備（固定型）
第 10.12－1 表 通信連絡設備の一覧表に記載する。
＜中略＞(i) テレビ会議システム（社内）（東海発電所及び東海第二発電所共用）第 10.12－1 表 通信連絡設備の一覧表に記載する。
(j) 加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）（東海発電所及び東海第二発電所共用）
第 10.12－1 表 通信連絡設備の一覧表に記載する。
(k) 専用電話設備（専用電話（ホットライン）（地方公共団体向））（東海発電所及び東海第二発電所共用）
第 10.12－1 表 通信連絡設備の一覧表に記載する。

第 10.9－2 表
仕様［常設重大事故等対処設備］
緊急時対策所遮蔽（東海発電所及び東海第二発電所共用）
ﾇ(3)(ⅵ)-⑬（「チ(1)(ⅳ) 遮蔽設備」と兼用）
一式

緊急時対策所（重大事故等時）主要機器(1) 緊急時対策所
ａ．緊急時対策所遮蔽（東海発電所及び東海第二発電所共用）
第 8.3－4 表 遮蔽設備（重大事故等時）の設備に記
載する。
＜中略＞

工事の計画 該当事項
(3)(ⅵ)-⑫十分な数量のﾇ(3)(ⅵ)-⑩送受話器（ページング），電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末
及 び Ｆ Ａ Ｘ ）（ 東 海 ， 東 海 第 二 発 電 所 共 用 （ 以 下 同じ。）），無線連絡設備（固定型），無線連絡設備（携帯型），携行型有線通話装置，衛星電話設備（固定型）（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。））及び衛星電話設
備（携帯型）（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。
））
を設置又は保管する設計とする。
＜中略＞

4.2 通信連絡設備（発電所外）
設計基準事故が発生した場合において，発電所外の本店（東京），国，地方公共団体，その他関係機関等の必要箇所へ事故の発生等に係る連絡を音声等により行うことができる通信設備（発電所外）として，ﾇ(3)(ⅵ)-⑫十分
な数量の電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ
端末及びＦＡＸ），テレビ会議システム（社内）（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。）），加入電話設備（加入
電話及び加入ＦＡＸ）（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。）），専用電話設備（専用電話（ホットライン）（地方公共団体向））（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。）），衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型）及び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電話及びＩＰ－ＦＡ
Ｘ）（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。））を設置又は保管する設計とする。
＜中略＞【放射線管理施設】（基本設計方針）
2. 換気設備，生体遮蔽装置等
2.1 中央制御室及び緊急時対策所の居住性を確保するための防護措置
＜中略＞
重大事故等が発生した場合において，緊急時対策所の居住性を確保するための設備として，緊急時対策所遮蔽（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。）），二次遮蔽，緊急時対策所非常用換気設備（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。
）），緊急時対策所加圧設備（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。）），酸素濃度計（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。）），二酸化炭素濃度計（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。）），可搬型モニタリン
グ・ポスト及び緊急時対策所エリアモニタを設ける設計
とする。
＜中略＞

整 合 性
申請書（本文）のﾇ(3)(ⅵ )-⑩ を含んでおり整合している。
「送受話器（ページング ）」，「 加 入 電 話 設備」，「電力保安通信用電話設備」，「テレビ会議システム（社内）」，「専用電話設備」，「無線連絡設備（固定型）」
は，設置変更許可申請
書 （ 本 文） に お け る ﾇ(3)(ⅵ)-⑪を工事の計
画における登録として「計測制御系統施設」のうち「基本設計方針」に整理している。

備考【46 条 6】【47 条 9】ﾇ(3)(ⅵ)-⑫ 工事の計画の「十分な数量」は設置変更許可申請書（本文）の「一式」に含まれることから整合している。

ﾇ(3)(ⅵ)-⑬ 設置変更
許可申請書（本文）「チ(1)(ⅳ) 遮蔽設備」に整合性を示す。

【76 条 10】

ﾇ-124

38

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R4

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(h) 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電話及びＩＰ－ＦＡＸ）（東海発電所及び東海第二発電所共用）
第 10.12－2 表 通信連絡を行うために必要な設備（常設）の主要機器仕様に記載する。

工事の計画 該当事項
置，緊急時対策支援システム伝送装置及びＳＰＤＳデー
タ表示装置で構成する安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）を設置する設計とする。

整 合 性「計測制御系統施設」のうち「基本設計方針」に整理しており整合している。

【計測制御系統施設】（基本設計方針）
4. 通信連絡設備
4.1 通信連絡設備（発電所内）＜中略＞
警報装置として，十分な数量の警報装置の機能を有する送受話器（ページング）及び多様性を確保した通信設
備（発電所内）として，十分な数量の送受話器（ページング），電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端
末及びＦＡＸ）（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。）），無線連絡設備（固定型），無線連絡設備（携帯型），携行型有線通話装置，衛星電話設備（固定型）（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。））及び衛星電話設
備（携帯型）（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。
））
を設置又は保管する設計とする。
＜中略＞

工事の計画のﾇ(3)(ⅵ)- ⑯ は ，設 置 変 更 許可
申請書（本文）のﾇ(3)(ⅵ )-⑯ を具体的に記載しており整合してい
る。

備

考

【46 条 5】【47 条 6】

ﾇ(3)(ⅵ)-⑰ 工事の計
画の「必要な数量」は設置変更許可申請書（本文）の「一式」に含まれることから整合している。
【76 条 22】【77 条 1】

重大事故等が発生した場合において，発電所内の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な通信設備（発電所内）及び計測等を行った特に重要なパラメータを発電所内の必要な場所で共有するために必要な通信設備（発電所内）として，ﾇ(3)(ⅵ)-⑰必要な数量の衛星電話設備（固定型）及び携行型有線通話装置を
中央制御室及び緊急時対策所内に設置又は保管し，必要な数量の衛星電話設備（携帯型）及び無線連絡設備（携帯型）を緊急時対策所内に保管する設計とする。なお，
可搬型については必要な数量に加え，故障を考慮した数量の予備を保管する。
緊急時対策所へ重大事故等に対処するために必要なデータを伝送するためのデータ伝送設備（発電所内）として，安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）ﾇ(3)(ⅵ)⑯のうちデータ伝送装置を中央制御室内に設置し，緊急時対策支援システム伝送装置及びＳＰＤＳデータ表示装
置は，緊急時対策所建屋内に設置する設計とする。
＜中略＞【76 条 21】【77 条 2】4.2 通信連絡設備（発電所外）
設計基準事故が発生した場合において，発電所外の本店（東京），国，地方公共団体，その他関係機関等の必要箇所へ事故の発生等に係る連絡を音声等により行うことができる通信設備（発電所外）として，十分な数量の電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦ【46 条 5】【47 条 9】

ﾇ-129

39

設置変更許可申請書（本文）共用）
ﾇ(3)(ⅵ)-⑲（「ヌ(3)(ⅶ) 通信連絡設備」と兼用）
ﾇ(3)(ⅵ)-⑳一式

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
型）の主要機器仕様に記載する。
＜中略＞(f) 無線連絡設備（携帯型）
第 10.12－3 表 通信連絡を行うために必要な設備（可搬型）の主要機器仕様に記載する。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R4(g) 携行型有線通話装置
第 10.12－3 表 通信連絡を行うために必要な設備（可搬型）の主要機器仕様に記載する。
＜中略＞

工事の計画 該当事項
（携帯型），携行型有線通話装置，衛星電話設備（固定型）（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。））及び衛星電話設備（携帯型）（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。））を設置又は保管する設計とする。
＜中略＞
重大事故等が発生した場合において，発電所内の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な通信設備（発電所内）及び計測等を行った特に重要なパラメータを発電所内の必要な場所で共有するために必要な通信設備（発電所内）として，ﾇ(3)(ⅵ)-⑳必要な数量の衛星電話設備（固定型）及び携行型有線通話装置を
中央制御室及び緊急時対策所内に設置又は保管し，必要な数量の衛星電話設備（携帯型）及び無線連絡設備（携帯型）を緊急時対策所内に保管する設計とする。なお，
可搬型については必要な数量に加え，故障を考慮した数量の予備を保管する。
＜中略＞

整 合 性
- ⑲ を 工事 の 計 画 における登録として「計測制御系統施設」のうち「基本設計方針」に整理しており整合している。

緊急時対策所加圧設備（東海発電所及び東海第二発電所共用）
ﾇ(3)(ⅵ)- （「チ(1)(ⅴ) 換気空調設備」と兼用）

ｃ．緊急時対策所加圧設備（東海発電所及び東海第二発電所共用）第 8.2－3 表 換気空調設備（重大事故等時）（可搬型）設備仕様に記載する。
＜中略＞

考【76 条 22】【77 条 1】
ﾇ(3)(ⅵ)-⑳ 工事の計画の「十分な数量」及
び「必要な数量」は設
置変更許可申請書（本文）の「一式」に含まれることから整合している。

4.2 通信連絡設備（発電所外）＜中略＞
重大事故等が発生した場合において，発電所外（社内外）の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行う
ために必要な通信設備（発電所外）及び計測等を行った
特に重要なパラメータを発電所外（社内外）の必要な場所で共有するために必要な通信設備（発電所外）として，ﾇ(3)(ⅵ)-⑳必要な数量の衛星電話設備（固定型）を
中央制御室及び緊急時対策所内に設置し，必要な数量の衛星電話設備（携帯型）及び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
電話及びＩＰ－ＦＡＸ）を緊急時対策所内に設置又は保管する設計とする。なお，可搬型については必要な数量に加え，故障を考慮した数量の予備を保管する。
＜中略＞

第 10.9－2 表 緊急時対策所（重大事故等時）主要機器仕様(1) 緊急時対策所

備【76 条 22】【77 条 11】

【放射線管理施設】（基本設計方針）
2. 換気設備，生体遮蔽装置等
2.1 中央制御室及び緊急時対策所の居住性を確保するための防護措置
＜中略＞
重大事故等が発生した場合において，緊急時対策所の居住性を確保するための設備として，緊急時対策所遮蔽（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。）），二次遮蔽，緊急時対策所非常用換気設備（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。
）），緊急時対策所加圧設備（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。）），酸素濃度計（東海，東海第ﾇ(3)(ⅵ)- 設置変更
許可申請書（本文）「チ(1)(ⅴ) 換気空調設備」に整合性を示す。

【76 条 10】

ﾇ-131

40

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R4

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

重大事故等が発生した場合に計測等を行った特に重要なパラメータを発電所内の必要な場所で共有するための通信設備（発電所内）は，ﾇ(3)(ⅶ)-④通信設備（発電所内）と同じである。

ｂ．計測等を行った特に重要なパラメータを発電所内の必要な場所で共有する通信連絡（発電所内）重大事故等が発生した場合に計測等を行った特に重要なパラメータを発電所内の必要な場所で共有する通信設
備（発電所内）は，「(1)ａ．通信連絡設備（発電所内）」と同じである。

ﾇ(3)(ⅶ)-⑤重大事故等に対処するためのデータ伝送の機能に係る設備及び緊急時対策所の通信連絡機能に係る設備としての安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ），
衛星電話設備，無線連絡設備のうち無線連絡設備（携帯型）及び携行型有線通話装置については，固縛又は転倒防止措置を講じる等，基準地震動Ｓｓによる地震力に対し，機能喪失しない設計とする。

重大事故等が発生した場合において，発電所外（社内外）の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行う
ために必要な通信設備（発電所外），発電所内から発電所外の緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）へ必要なデータを伝送できるデータ伝送設備（発電所外）及び計測等を行った特に重要なパラメータを発電所外（社内外）の必要な場所で共有するための通信設備（発電所外）として，通信連絡設備（発電所外）を設ける。

(2) 発電所外（社内外）との通信連絡を行うための設備
重大事故等が発生した場合において，発電所外（社内外）の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行う
ために必要な通信設備（発電所外），発電所内から発電所外の緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）へ必要なデータを伝送できるデータ伝送設備（発電所外）及び計測等を行った特に重要なパラメータを発電所外（社内外）の必要な場所で共有するための通信設備（発電所外）として，通信連絡設備（発電所外）を設ける。

工事の計画 該当事項
【計測制御系統施設】（基本設計方針）
4.1 通信連絡設備（発電所内）＜中略＞
重大事故等が発生した場合において，発電所内の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な通信設備（発電所内）及び計測等を行った特に重要なパラメータを発電所内の必要な場所で共有するために必要な通信設備（発電所内）として，ﾇ(3)(ⅶ)-④必要な数量の衛星電話設備（固定型）及び携行型有線通話装置を
中央制御室及び緊急時対策所内に設置又は保管し，必要な数量の衛星電話設備（携帯型）及び無線連絡設備（携帯型）を緊急時対策所内に保管する設計とする。なお，
可搬型については必要な数量に加え，故障を考慮した数量の予備を保管する。
＜中略＞【計測制御系統施設】（基本設計方針）
4.1 通信連絡設備（発電所内）＜中略＞
ﾇ(3)(ⅶ)-⑤重大事故等が発生した場合に必要な通信設
備（発電所内）及びデータ伝送設備（発電所内）については，基準地震動Ｓｓによる地震力に対し，地震時及び地震後においても通信連絡に係る機能を保持するため，固縛又は固定による転倒防止措置等を実施するとともに，
信号ケーブル及び電源ケーブルは，耐震性を有する電線管等に敷設する設計とする。

整 合 性

備

工事の計画のﾇ(3)(ⅶ)- ④ は ，設 置 変 更 許可
申請書（本文）のﾇ(3)(ⅶ )-④ を具体的に記載しており整合している。

【76 条 22】【77 条 1】

工事の計画のﾇ(3)(ⅶ)- ⑤ は ，設 置 変 更 許可
申請書（本文）のﾇ(3)(ⅶ )-⑤ 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。

【77 条 10】【計測制御系統施設】（基本設計方針）
4.2 通信連絡設備（発電所外）＜中略＞
重大事故等が発生した場合において，発電所外（社内外）の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行う
ために必要な通信設備（発電所外）及び計測等を行った
特に重要なパラメータを発電所外（社内外）の必要な場所で共有するために必要な通信設備（発電所外）として，必要な数量の衛星電話設備（固定型）を中央制御室
及び緊急時対策所内に設置し，必要な数量の衛星電話設
備（携帯型）及び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電話及びＩ
Ｐ－ＦＡＸ）を緊急時対策所内に設置又は保管する設計とする。なお，可搬型については必要な数量に加え，故障を考慮した数量の予備を保管する。
重大事故等が発生した場合において，発電所内から発電所外の緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）へ必要なデータを伝送できるデータ伝送設備（発電所外）として，緊急時対策支援システム伝送装置で構成するデータ伝送設備を緊急時対策所建屋内に設置する設計とする。
＜中略＞

考【76 条 22】【77 条 11】【76 条 24】
【77 条 12】

ﾇ-142

41

設置変更許可申請書（本文）

統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備
は，非常用交流電源設備に加えて，全交流動力電源が喪失した場合においても，代替電源設備である緊急時対策
所用代替電源設備からの給電が可能な設計とする。

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

統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備
は，非常用交流電源設備に加えて，全交流動力電源が喪失した場合においても，代替電源設備である緊急時対策
所用代替電源設備からの給電が可能な設計とする。

【計測制御系統施設】（基本設計方針）
4.2 通信連絡設備（発電所外）＜中略＞
緊急時対策所建屋内に設置する衛星電話設備（固定型）及び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電話及びＩＰ－ＦＡ
Ｘ）は，非常用交流電源設備に加えて，全交流動力電源が喪失した場合においても，代替電源設備である緊急時対策所用代替電源設備からの給電が可能な設計とする。
＜中略＞

整 合 性

備

考

【77 条 17】

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R4

主要な設備は，以下のとおりとする。
・衛星電話設備（固定型）（東海発電所及び東海第二発
電所共用）
・衛星電話設備（携帯型）（東海発電所及び東海第二発
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電話及びＩＰ－ＦＡＸ）（東海発電所及び東海第二発電所共用）
・データ伝送設備
・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）
・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）
・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）
・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）
・緊急時対策所用代替電源設備（東海発電所及び東海第二発電所共用）（10.9 緊急時対策所）
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備として使用する。

重大事故等が発生した場合に計測等を行った特に重要なパラメータを発電所外の必要な場所で共有するための通信設備（発電所外）は，ﾇ(3)(ⅶ)-⑧通信設備（発電所外）と同じである。

ｂ．計測等を行った特に重要なパラメータを発電所外（社内外）の必要な場所で共有する通信設備（発電所外）
重大事故等が発生した場合に計測等を行った特に重要なパラメータを発電所外（社内外）の必要な場所で共有する通信設備（発電所外）は，「(2)ａ．通信連絡設備（発電所外）」と同じである。

【計測制御系統施設】（基本設計方針）
4.2 通信連絡設備（発電所外）＜中略＞
重大事故等が発生した場合において，発電所外（社内外）の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行う
ために必要な通信設備（発電所外）及び計測等を行った
特に重要なパラメータを発電所外（社内外）の必要な場所で共有するために必要な通信設備（発電所外）として，ﾇ(3)(ⅶ)-⑧必要な数量の衛星電話設備（固定型）を
中央制御室及び緊急時対策所内に設置し，必要な数量の衛星電話設備（携帯型）及び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
電話及びＩＰ－ＦＡＸ）を緊急時対策所内に設置又は保管する設計とする。なお，可搬型については必要な数量に加え，故障を考慮した数量の予備を保管する。
＜中略＞

工事の計画のﾇ(3)(ⅶ)- ⑧ は ，設 置 変 更 許可
申請書（本文）のﾇ(3)(ⅶ )-⑧ を具体的に記載しており整合している。

【76 条 22】【77 条 11】

ﾇ-146

42

設置変更許可申請書（本文）

通信連絡設備の一覧を以下に示す。
ﾇ(3)(ⅶ)-⑩送受話器（ページング）（警報装置を含む。
）
ﾇ(3)(ⅶ)-⑪（「ヌ(3)(ⅵ) 緊急時対策所」と兼用）
ﾇ(3)(ⅶ)-⑫一式
加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）（東海発電所及び東海第二発電所共用）
ﾇ(3)(ⅶ)-⑪（「ヌ(3)(ⅵ) 緊急時対策所」と兼用）
ﾇ(3)(ⅶ)-⑫一式NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R4

電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）（東海発電所及び東海第二発電所共用）
ﾇ(3)(ⅶ)-⑪（「ヌ(3)(ⅵ) 緊急時対策所」と兼用）
ﾇ(3)(ⅶ)-⑫一式
テレビ会議システム（社内）（東海発電所及び東海第二発
電所共用）
ﾇ(3)(ⅶ)-⑪（「ヌ(3)(ⅵ) 緊急時対策所」と兼用）
ﾇ(3)(ⅶ)-⑫一式
専用電話設備（専用電話（ホットライン）（地方公共団体向））（東海発電所及び東海第二発電所共用）
ﾇ(3)(ⅶ)-⑪（「ヌ(3)(ⅵ) 緊急時対策所」と兼用）
ﾇ(3)(ⅶ)-⑫一式
無線連絡設備（固定型）
ﾇ(3)(ⅶ)-⑪（「ヌ(3)(ⅵ) 緊急時対策所」と兼用）
ﾇ(3)(ⅶ)-⑫一式

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

【計測制御系統施設】（基本設計方針）
4.1 通信連絡設備（発電所内）＜中略＞
警報装置として，ﾇ(3)(ⅶ)-⑫十分な数量のﾇ(3)(ⅶ)⑩警報装置の機能を有する送受話器（ページング）及び多様性を確保した通信設備（発電所内）として， ﾇ(3)(ⅶ)-⑫十分な数量の送受話器（ページング），電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡ
Ｘ）（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。）），無線連絡設備（固定型），無線連絡設備（携帯型），携行型有線通話装置，衛星電話設備（固定型）（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。））及び衛星電話設備（携帯型）（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。））を設置又は保管する設計とする。
＜中略＞【計測制御系統施設】（基本設計方針）
4.2 通信連絡設備（発電所外）
設計基準事故が発生した場合において，発電所外の本店（東京），国，地方公共団体，その他関係機関等の必要箇所へ事故の発生等に係る連絡を音声等により行うことができる通信設備（発電所外）として，ﾇ(3)(ⅶ)-⑫十分
な数量の電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ
端末及びＦＡＸ），テレビ会議システム（社内）（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。）），加入電話設備（加入
電話及び加入ＦＡＸ）（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。）），専用電話設備（専用電話（ホットライン）（地方公共団体向））（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。）），衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型）及び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電話及びＩＰ－ＦＡ
Ｘ）（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。））を設置又は保管する設計とする。
＜中略＞

整 合 性

備

工事の計画のﾇ(3)(ⅶ)- ⑩ は ，設 置 変 更 許可
申請書（本文）のﾇ(3)(ⅶ )-⑩ と同義であり整合している。

【46 条 5】【47 条 6】

「送受話器（ページング ）」，「 加 入 電 話 設備」，「電力保安通信用電話設備」，「テレビ会議システム（社内）」，「専用電話設備」，「無線連絡設備（固定型）」
は，設置変更許可申請
書 （ 本 文） に お け る ﾇ(3)(ⅶ)-⑪を工事の計
画における登録として「計測制御系統施設」のうち「基本設計方針」に整理している。

考【46 条 5】【47 条 9】ﾇ(3)(ⅶ)-⑫工事の計画の「十分な数量」は設置変更許可
申請書（本文）の「一式」に含まれることか
ら整合している。

ﾇ-149

43

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

［常設重大事故等対処設備］
衛星電話設備（固定型）（東海発電所及び東海第二発電所
共用）
ﾇ(3)(ⅶ)-⑬（「ヌ(3)(ⅵ) 緊急時対策所」と兼用）
ﾇ(3)(ⅶ)-⑭一式

第 10.12－2 表 通信連絡を行うために必要な設備（常設）の主要機器仕様【計測制御系統施設】（基本設計方針）
4.1 通信連絡設備（発電所内）＜中略＞
警報装置として，十分な数量の警報装置の機能を有する送受話器（ページング）及び多様性を確保した通信設
備（発電所内）として，十分な数量の送受話器（ページング），電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端
末及びＦＡＸ）（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。）），無線連絡設備（固定型），無線連絡設備（携帯型），携行型有線通話装置，衛星電話設備（固定型）（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。））及び衛星電話設
備（携帯型）（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。
））
を設置又は保管する設計とする。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R4

安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）
ﾇ(3)(ⅶ)-⑬（「ヘ 計測制御系統施設の構造及び設備」
及び「ヌ(3)(ⅵ)緊急時対策所」と兼用）
ﾇ(3)(ⅶ)-⑮一式

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電話及びＩＰ－ＦＡＸ）（東
海発電所及び東海第二発電所共用）
ﾇ(3)(ⅶ)-⑬（「ヌ(3)(ⅵ) 緊急時対策所」と兼用）
ﾇ(3)(ⅶ)-⑭一式

データ伝送設備
ﾇ(3)(ⅶ)-⑮一式(1) 衛星電話設備
衛星電話設備（固定型）（東海発電所及び東海第二発電所
共用）兼用する設備は以下のとおり。
・緊急時対策所（通常運転時等）
・緊急時対策所（重大事故等時）・通信連絡設備（通常運転時等）
使用回線
衛星系回線
個
数
一式
(2) ＳＰＤＳ
兼用する設備は以下のとおり。
・計装設備（重大事故等対処設備）
・緊急時対策所（通常運転時等）
・緊急時対策所（重大事故等時）・通信連絡設備（通常運転時等）
ａ．データ伝送装置
使用回線
有線系回線及び無線系回線
個数
一式
ｂ．緊急時対策支援システム伝送装置
使用回線
有線系回線及び無線系回線個数
一式
ｃ．ＳＰＤＳデータ表示装置
個数一式(3) 統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（東海発電所及び東海第二発電所共用）
兼用する設備は以下のとおり。
・緊急時対策所（通常運転時等）
・緊急時対策所（重大事故等時）・通信連絡設備（通常運転時等）
ａ．テレビ会議システム（東海発電所及び東海第二発電
所共用）
使用回線
有線系回線及び衛星系回線
個数
一式
ｂ．ＩＰ電話（東海発電所及び東海第二発電所共用）
使用回線
有線系回線又は衛星系回線
個数
一式
ｃ．ＩＰ－ＦＡＸ（東海発電所及び東海第二発電所共用）
使用回線
有線系回線又は衛星系回線
個数
一式

＜中略＞
重大事故等が発生した場合において，発電所内の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な通信設備（発電所内）及び計測等を行った特に重要なパラメータを発電所内の必要な場所で共有するために必要な通信設備（発電所内）として，ﾇ(3)(ⅶ)-⑭必要な数量の衛星電話設備（固定型）及び携行型有線通話装置を
中央制御室及び緊急時対策所内に設置又は保管し，必要な数量の衛星電話設備（携帯型）及び無線連絡設備（携帯型）を緊急時対策所内に保管する設計とする。なお，
可搬型については必要な数量に加え，故障を考慮した数量の予備を保管する。
緊急時対策所へ重大事故等に対処するために必要なデータを伝送するためのデータ伝送設備（発電所内）として，安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）ﾇ(3)(ⅶ)⑮のうちデータ伝送装置を中央制御室内に設置し，緊急時対策支援システム伝送装置及びＳＰＤＳデータ表示装
置は，緊急時対策所建屋内に設置する設計とする。
＜中略＞

整 合 性

備

考

「衛星電話設備（固定型）」，「安全パラメータ
表示システム（ＳＰＤＳ）」，「統合原子力防災
ネットワークに接続する通信連絡設備」，「データ伝送設備」は，設置変更許可申請書（本文）におけるﾇ(3)(ⅶ)- ⑬ を 工事 の 計 画 における登録として「計測制御系統施設」のうち「基本設計方針」に整理しており整合している。

【46 条 5】【47 条 6】【76 条 22】【77 条 1】

ﾇ(3)(ⅶ)-⑭工事の計画の「必要な数量」は設置変更許可
申請書（本文）の「一式」に含まれることか
ら整合している。
【76 条 21】【77 条 2】工事の計画のﾇ(3)(ⅶ)- ⑮ は ，設 置 変 更 許可
申請書（本文）のﾇ(3)(ⅶ )-⑮ を具体的に記載しており整合している。

【計測制御系統施設】（基本設計方針）
4.2 通信連絡設備（発電所外）
設計基準事故が発生した場合において，発電所外の本店（東京），国，地方公共団体，その他関係機関等の必要箇所へ事故の発生等に係る連絡を音声等により行うことができる通信設備（発電所外）として，十分な数量の電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦ
ＡＸ），テレビ会議システム（社内）（東海，東海第二発
電所共用（以下同じ。）），加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。）），【46 条 5】【47 条 9】

ﾇ-150

44

設置変更許可申請書（本文）［可搬型重大事故等対処設備］
携行型有線通話装置
ﾇ(3)(ⅶ)-⑯（「ヌ(3)(ⅵ) 緊急時対策所」と兼用）
ﾇ(3)(ⅶ)-⑰一式NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R4

無線連絡設備（携帯型）
ﾇ(3)(ⅶ)-⑯（「ヌ(3)(ⅵ) 緊急時対策所」と兼用）
ﾇ(3)(ⅶ)-⑰一式

衛星電話設備（携帯型）（東海発電所及び東海第二発電所
共用）
ﾇ(3)(ⅶ)-⑯（「ヌ(3)(ⅵ) 緊急時対策所」と兼用）
ﾇ(3)(ⅶ)-⑰一式

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

第 10.12－3 表 通信連絡を行うために必要な設備（可搬型）の主要機器仕様【計測制御系統施設】（基本設計方針）
4.1 通信連絡設備（発電所内）＜中略＞
警報装置として，十分な数量の警報装置の機能を有する送受話器（ページング）及び多様性を確保した通信設
備（発電所内）として，十分な数量の送受話器（ページング），電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端
末及びＦＡＸ）（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。）），無線連絡設備（固定型），無線連絡設備（携帯型），携行型有線通話装置，衛星電話設備（固定型）（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。））及び衛星電話設
備（携帯型）（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。
））
を設置又は保管する設計とする。
＜中略＞(1) 携行型有線通話装置
兼用する設備は以下のとおり。
・緊急時対策所（通常運転時等）
・緊急時対策所（重大事故等時）・通信連絡設備（通常運転時等）
使用回線
有線系回線
個数
一式
（2) 無線連絡設備
無線連絡設備（携帯型）
兼用する設備は以下のとおり。
・緊急時対策所（通常運転時等）
・緊急時対策所（重大事故等時）・通信連絡設備（通常運転時等）
使用回線
無線系回線
個数
一式
(3) 衛星電話設備
衛星電話設備（携帯型）（東海発電所及び東海第二発電所
共用）兼用する設備は以下のとおり。
・緊急時対策所（通常運転時等）
・緊急時対策所（重大事故等時）・通信連絡設備（通常運転時等）
使用回線
衛星系回線
個数
一式

重大事故等が発生した場合において，発電所内の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な通信設備（発電所内）及び計測等を行った特に重要なパラメータを発電所内の必要な場所で共有するために必要な通信設備（発電所内）として，ﾇ(3)(ⅶ)-⑰必要な数量の衛星電話設備（固定型）及び携行型有線通話装置を
中央制御室及び緊急時対策所内に設置又は保管し， ﾇ(3)(ⅶ)-⑰必要な数量の衛星電話設備（携帯型）及び無線連絡設備（携帯型）を緊急時対策所内に保管する設計とする。なお，可搬型については必要な数量に加え，故障を考慮した数量の予備を保管する。
＜中略＞

整 合 性

備

考

「携行型有線通話装
置 」，「 無 線 連 絡 設 備（携帯型）」，「衛星電話設備（携帯型）」は，設
置変更許可申請書（本文）におけるﾇ(3)(ⅶ)- ⑯ を 工事 の 計 画 における登録として「計測制御系統施設」のうち「基本設計方針」に整理しており整合している。

【46 条 5】【47 条 6】【76 条 22】【77 条 1】
ﾇ(3)(ⅶ)-⑰
工事の計画の「必要な数量」は設置変更許可
申請書（本文）の「一式」に含まれることか
ら整合している。

【計測制御系統施設】（基本設計方針）
4.2 通信連絡設備（発電所外）＜中略＞
重大事故等が発生した場合において，発電所外（社内外）の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行う
ために必要な通信設備（発電所外）及び計測等を行った
特に重要なパラメータを発電所外（社内外）の必要な場所で共有するために必要な通信設備（発電所外）として，必要な数量の衛星電話設備（固定型）を中央制御室
及び緊急時対策所内に設置し，ﾇ(3)(ⅶ)-⑰必要な数量の衛星電話設備（携帯型）及び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
電話及びＩＰ－ＦＡＸ）を緊急時対策所内に設置又は保管する設計とする。なお，可搬型については必要な数量に加え，故障を考慮した数量の予備を保管する。
＜中略＞【76 条 22】【77 条 11】

ﾇ-152

45

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R4

設置変更許可申請書（本文）(ⅷ) 代替淡水貯槽
代替淡水貯槽には，ﾇ(3)(ⅷ)-①低圧代替注水系（常設）による原子炉への注入水，ﾇ(3)(ⅷ)-②代替燃料プール注水系（常設）による使用済燃料プールへの注入水，並びにﾇ(3)(ⅷ)-③代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器への注入水を貯留する。
また，ﾇ(3)(ⅷ)-①低圧代替注水系（可搬型）による原
子炉への注入水，ﾇ(3)(ⅷ)-②代替燃料プール注水系（可搬型）による使用済燃料プールへの注入水，並びに ﾇ(3)(ⅷ)-③代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）及び格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器への注入水を貯留する。
基
数
1
容
量
約 5,000 m３

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
9.12.2 設計方針
(1) 重大事故等の収束に必要となる水源
ａ．代替淡水貯槽を水源とした場合に用いる設備想定される重大事故等時において，原子炉圧力容器及び原子炉格納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低圧代替注水系（常設），低圧代替注水系（可搬型），代替格納容器ス
プレイ冷却系（常設），代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型），格納容器下部注水系（常設）及び格納容器下部注
水系（可搬型）の水源として，また，格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置へのスクラビング水補給の水源として,さらに,使用済燃料プールの冷却又は注水に使用する
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代替燃料プール注水系（注水ライン），代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）及び代替燃料プール注
水系（可搬型スプレイノズル）の水源として，代替淡水貯槽を使用する。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・代替淡水貯槽各系統の詳細については，「4.3 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備」，「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」，「9.6原子炉格納容器内の冷却等のための設備」及び「9.8 原
子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備」に記載する。

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
4.7.1 重大事故等の収束に必要となる水源＜中略＞
代替淡水貯槽は，想定される重大事故等時において，ﾇ(3)(ⅷ)-②使用済燃料プールの冷却又は注水に使用する
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代替燃料プール注水系（注水ライン），代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）及び代替燃料プール注
水系（可搬型スプレイノズル）の水源として使用できる設計とする。
＜中略＞

工事の計画のﾇ(3)(ⅷ)-① ， ﾇ(3)(ⅷ)-② ，ﾇ(3)(ⅷ)-③は，設置変更許可申請書（本文）の ﾇ(3)(ⅷ)-① ， ﾇ(3)(ⅷ)-②，ﾇ(3)(ⅷ)-③と同義であり整合している。

【71 条 6】

【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。）】（基本設計方針）
4. 残留熱除去設備
4.4 水源，代替水源供給設備
4.4.1 重大事故等の収束に必要となる水源＜中略＞
代替淡水貯槽及び西側淡水貯水設備は，想定される重大事故等時において，格納容器圧力逃がし装置のフィル
タ装置へのスクラビング水補給の水源として使用できる設計とする。
＜中略＞考【71 条 6】【71 条 7】5.8.1 重大事故等の収束に必要となる水源＜中略＞
代替淡水貯槽は，想定される重大事故等時において，ﾇ(3)(ⅷ)-①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低圧
代替注水系（常設）及び低圧代替注水系（可搬型）の水源として使用できる設計とする。
＜中略＞【71 条 6】

【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3.7.1 重大事故等の収束に必要となる水源＜中略＞
代替淡水貯槽は，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ﾇ(3)(ⅷ)-③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低圧代替注水系（常設），低圧代替注水系（可搬型），代替格納容器スプレイ冷却系（常設），代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型），格納容器下部注水系（常設）及び格納容器下部注水系（可搬型）の水源として，また，格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置へのスクラビング水補給の水源として使用できる設計とする。
＜中略＞【71 条 6】

ﾇ-155

46

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R4

設置変更許可申請書（本文）(ⅸ) 西側淡水貯水設備
西側淡水貯水設備には，ﾇ(3)(ⅸ)-①低圧代替注水系（可搬型）による原子炉への注入水，ﾇ(3)(ⅸ)-②代替燃料プール注水系（可搬型）による使用済燃料プールへの注入水，並びにﾇ(3)(ⅸ)-③代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）及び格納容器下部注水系（可搬型）による原
子炉格納容器への注入水を貯留する。
基
数
1
容
量
約 5,000 m３

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
ｂ．西側淡水貯水設備を水源とした場合に用いる設備想定される重大事故等時において，原子炉圧力容器及び原子炉格納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低圧代替注水系（可搬型），代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）及び格納容器下部注水系（可搬型）の水源として，また，格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置へのスクラビン
グ水補給の水源として,さらに,使用済燃料プール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代替燃料プール注水系（注水ライン）の水源として，西側淡水貯水設備を使用する。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・西側淡水貯水設備
各系統の詳細については，「4.3 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備」，「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」，「9.6原子炉格納容器内の冷却等のための設備」及び「9.8 原
子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備」に記載する。

工事の計画 該当事項
【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
4.7.1 重大事故等の収束に必要となる水源＜中略＞
西側淡水貯水設備は，想定される重大事故等時において，ﾇ(3)(ⅸ)-②使用済燃料プール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
代替燃料プール注水系（注水ライン）の水源として使用できる設計とする。
＜中略＞【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。）】（基本設計方針）
4. 残留熱除去設備
4.4 水源，代替水源供給設備
4.4.1 重大事故等の収束に必要となる水源＜中略＞
代替淡水貯槽及び西側淡水貯水設備は，想定される重大事故等時において，格納容器圧力逃がし装置のフィル
タ装置へのスクラビング水補給の水源として使用できる設計とする。
＜中略＞

整 合 性

備

考

工事の計画のﾇ(3)(ⅸ)-① ， ﾇ(3)(ⅸ)-② ，ﾇ(3)(ⅸ)-③は，設置変更許可申請書（本文）の ﾇ(3)(ⅸ)-① ， ﾇ(3)(ⅸ)-②，ﾇ(3)(ⅸ)-③と同義であり整合している。

【71 条 7】【71 条 6】【71 条 7】5.8.1 重大事故等の収束に必要となる水源＜中略＞
西側淡水貯水設備は，想定される重大事故等時において，ﾇ(3)(ⅸ)-①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
低圧代替注水系（可搬型）の水源として使用できる設計
とする。
＜中略＞

【71 条 7】

【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3.7.1 重大事故等の収束に必要となる水源＜中略＞
西側淡水貯水設備は，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ﾇ(3)(ⅸ)-③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低圧代替注水系（可搬型），代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）及び格納容器下部注水系（可搬型）の水源として，また，格納容器
圧力逃がし装置のフィルタ装置へのスクラビング水補給の水源として使用できる設計とする。
＜中略＞【71 条 7】

ﾇ-157

47

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R4

設置変更許可申請書（本文）(ⅹ) 代替淡水源
設計基準事故の収束に必要な水源とは別に，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を有する水源を確保
し，かつ，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設
備に重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を供給するために必要なﾇ(3)(ⅹ)-①設備を設ける。
代替淡水貯槽を水源として重大事故等の対応を実施する際には，西側淡水貯水設備を代替淡水源とし，西側淡水貯水設備を水源として重大事故等の対応を実施する際には，代替淡水貯槽を代替淡水源とする。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
9.12.2 設計方針
重大事故等の収束に必要となる水の供給設備のうち，重大事故等の収束に必要となる水源として，代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備，サプレッション・チェンバ及びほう酸水貯蔵タンクを設ける。これら重大事故等の収束に必要となる水源とは別に，代替淡水源として多目的タ
ンク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タン
クを設ける。
代替淡水貯槽を水源として重大事故等の対応を実施する際には，西側淡水貯水設備を代替淡水源とし，西側淡水貯水設備を水源として重大事故等の対応を実施する際には，代替淡水貯槽を代替淡水源とする。また，淡水が枯渇した場合に，海を水源として利用できる設計とする。
重大事故等の収束に必要となる水の供給設備のうち，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備に対して，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を供給するために必要な設備として，可搬型代替注水中型ポン
プ及び可搬型代替注水大型ポンプを設ける。また，海を利用するために必要な設備として，可搬型代替注水中型
ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプを設ける。

＜中略＞

ｅ．代替淡水源を水源とした場合に用いる設備想定される重大事故等時において，代替淡水貯槽又は西側淡水貯水設備へ水を供給するための水源であるとともに，格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置へのスク
ラビング水補給の水源として，代替淡水源である多目的
タンク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンクを使用する。

工事の計画 該当事項
【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
4. 使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備
4.7 水源，代替水源供給設備
4.7.1 重大事故等の収束に必要となる水源設計基準事故の収束に必要な水源とは別に，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を有する水源を確保することに加えて，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備に対して重大事故等の収束に必要となる十分な水の量を供給するために必要なﾇ(3)(ⅹ)-①重大事故等対処設備として，代替淡水貯槽及び西側淡水貯水設備を重大事故等の収束に必要となる水源として設ける設計とする。
＜中略＞【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。）】（基本設計方針）
4. 残留熱除去設備
4.4 水源，代替水源供給設備
4.4.1 重大事故等の収束に必要となる水源設計基準事故の収束に必要な水源とは別に，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を有する水源を確保することに加えて，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備に対して重大事故等の収束に必要となる十分な水の量を供給するために必要なﾇ(3)(ⅹ)-①重大事故等対処設備として，代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備及びサプレッション・チェンバを重大事故等の収束に必要となる水源として設ける設計とする。
＜中略＞

整 合 性

備

工事の計画のﾇ(3)(ⅹ)- ① は ，設 置 変 更 許可
申請書（本文）のﾇ(3)(ⅹ )-① を具体的に記載しており，整合している。

考【71 条 1】【71 条 1】

5. 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
5.8 水源，代替水源供給設備
5.8.1 重大事故等の収束に必要となる水源設計基準事故の収束に必要な水源とは別に，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を有する水源を確保することに加えて，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備に対して重大事故等の収束に必要となる十分な水の量を供給するために必要なﾇ(3)(ⅹ)-①重大事故等対処設備として，代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備，サプレッション・チェンバ及びほう酸水貯蔵タンクを重大事故等の収束に必要となる水源として設ける設計とする。
＜中略＞【71 条 1】

【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3. 圧力低減設備その他の安全設備
3.7 水源，代替水源供給設備
3.7.1 重大事故等の収束に必要となる水源設計基準事故の収束に必要な水源とは別に，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を有する水源を確保【71 条 1】

ﾇ-159

48

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
することに加えて，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備に対して重大事故等の収束に必要となる十分な水の量を供給するために必要なﾇ(3)(ⅹ)-①重大事故等対処設備として，代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備，サプレッション・チェンバ及びほう酸水貯蔵タンクを重大事故等の収束に必要となる水源として設ける設計とす
る。
＜中略＞

整 合 性

備

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R4【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
4.7.1 重大事故等の収束に必要となる水源＜中略＞
代替淡水貯槽を水源として重大事故等の対応を実施する際には，西側淡水貯水設備を代替淡水源とし，西側淡水貯水設備を水源として重大事故等の対応を実施する際には，代替淡水貯槽を代替淡水源とする。また，淡水が枯渇した場合に，海を水源として利用できる設計とす
る。
＜中略＞

考

【71 条 3】

【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。）】（基本設計方針）
4.4.1 重大事故等の収束に必要となる水源＜中略＞
代替淡水貯槽を水源として重大事故等の対応を実施する際には，西側淡水貯水設備を代替淡水源とし，西側淡水貯水設備を水源として重大事故等の対応を実施する際には，代替淡水貯槽を代替淡水源とする。また，淡水が枯渇した場合に，海を水源として利用できる設計とする。
＜中略＞【71 条 3】5.8.1 重大事故等の収束に必要となる水源＜中略＞
代替淡水貯槽を水源として重大事故等の対応を実施する際には，西側淡水貯水設備を代替淡水源とし，西側淡水貯水設備を水源として重大事故等の対応を実施する際には，代替淡水貯槽を代替淡水源とする。また，淡水が枯渇した場合に，海を水源として利用できる設計とする。
＜中略＞【71 条 3】【71 条 3】

ﾇ-160

49

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

【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3.7.1 重大事故等の収束に必要となる水源＜中略＞
代替淡水貯槽を水源として重大事故等の対応を実施する際には，西側淡水貯水設備を代替淡水源とし，西側淡水貯水設備を水源として重大事故等の対応を実施する際には，代替淡水貯槽を代替淡水源とする。また，淡水が枯渇した場合に，海を水源として利用できる設計とす
る。
＜中略＞

考

【71 条 10】

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R4【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
4.7.1 重大事故等の収束に必要となる水源【71 条 10】＜中略＞
ﾇ(3)(ⅹ)-①代替淡水源である淡水タンク（多目的タン
ク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）は，想定される重大事故等時において，代替淡水貯槽又は西側淡水貯水設備へ水を供給するための水源として使用できる設計とする。
＜中略＞【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。）】（基本設計方針）
4.4.1 重大事故等の収束に必要となる水源＜中略＞
ﾇ(3)(ⅹ)-①代替淡水源である淡水タンク（多目的タン
ク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）は，想定される重大事故等時において，代替淡水貯槽又は西側淡水貯水設備へ水を供給するための水源として使用できる設計とする。
＜中略＞【71 条 10】5.8.1 重大事故等の収束に必要となる水源＜中略＞
ﾇ(3)(ⅹ)-①代替淡水源である淡水タンク（多目的タン
ク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）は，想定される重大事故等時において，代替淡水貯槽又は西側淡水貯水設備へ水を供給するための水源であるとともに，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低圧代替注水系（可搬型）の水源として使用できる設計とする。
＜中略＞【71 条 10】

ﾇ-161

50

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

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R4【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3.7.1 重大事故等の収束に必要となる水源＜中略＞
ﾇ(3)(ⅹ)-①代替淡水源である淡水タンク（多目的タン
ク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）は，想定される重大事故等時において，代替淡水貯槽又は西側淡水貯水設備へ水を供給するための水源であるとともに，格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置へのスクラビング水補給の水源として使用できる設計とす
る。
＜中略＞

考

【71 条 4】

【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
4.7.2 代替水源供給設備
設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備に対して，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を供給するために必要な設備及び海を利用するために必要な設備として，ﾇ(3)(ⅹ)-①可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプを設ける設計とする。
＜中略＞【71 条 4】

【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。）】（基本設計方針）
4.4.2 代替水源供給設備
設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備に対して，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を供給するために必要な設備及び海を利用するために必要な設備として，ﾇ(3)(ⅹ)-①可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプを設ける設計とする。
＜中略＞【71 条 4】5.8.2 代替水源供給設備
設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備に対して，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を供給するために必要な設備及び海を利用するために必要な設備として，ﾇ(3)(ⅹ)-①可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプを設ける設計とする。
＜中略＞【71 条 4】【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3.7.2 代替水源供給設備
設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備に対して，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を供給するために必要な設備及び海を利用するために必要な設備として，ﾇ(3)(ⅹ)-①可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプを設ける設計とする。

【71 条 4】

ﾇ-162

51

設置変更許可申請書（本文）1
約 1,000 m３

工事の計画 該当事項
【その他発電用原子炉の附属施設のうち火災防護設備】
（要目表）

整 合 性

備

考

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R4

ｂ．原水タンク
基数
容量

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
5.12.1.4 主要仕様
＜中略＞
ａ．原水タンク
個
数1
容量
約1,000m３
＜中略＞

ﾇ-164

52

設置変更許可申請書（本文）1
約 1,500 m３

工事の計画 該当事項
【その他発電用原子炉の附属施設のうち火災防護設備】
（要目表）

整 合 性

備

考

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R4 E

ｃ．ろ過水貯蔵タンク基数
容量

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項＜中略＞
ｃ．ろ過水貯蔵タンク
個
数
1
容
量
約 1,500m３＜中略＞

ｄ．純水貯蔵タンク
基
数
容
量

1
約 500 m３

ｅ．純水貯蔵タンク個
数
1
容量約500m３＜中略＞

設置変更許可申請書（本文）において許可を受けた「純水貯蔵タンク」は，本工事計画の対象外である。

ﾇ-165

53

変 更 前変 更 後

記載しない理由

事故等対処施設は，上記に示す，代替する機能を有する設計基準事故対処設備が属する耐震重要度分類のクラスに適用される地震力に対して，おおむね弾性状態に留まる範囲で耐えられる設計とする。
h. 耐震重要施設及び常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備がロ項(1)

設置される重大事故等対処施設が，それ以外の発電所内にある施設（資機材等含む。）の波及的影響によって，その安全機能及び重大事故等に対処するために必要な機能を損なわない設計とする。
i. 可搬型重大事故等対処設備については，地震による周辺斜面の崩壊等の影響をロ項(1)

受けないように「5.1.5 環境条件等」に基づく設計とする。
j. 緊急時対策所建屋の耐震設計の基本方針については，「(6) 緊急時対策所建屋」 ロ項(1)に示す。
k. 耐震重要施設については，地盤変状が生じた場合においても，その安全機能が損なわれないよう，適切な対策を講ずる設計とする。
常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置される重大事
故等対処施設については，地盤変状が生じた場合においても，重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがないよう，適切な対策を講ずる設計とする。
また，杭基礎構造部は，その周辺地盤を強制的に液状化させることを仮定した場合においても，支持機能及び構造健全性が確保される設計とする。
(2) 耐震重要度分類a.

耐震重要度分類
設計基準対象施設の耐震重要度を以下のとおり分類する。

(a) Ｓクラスの施設(2) 耐震重要度分類及び重大事故等対処施設の設備分類
a. 耐震重要度分類
設計基準対象施設の耐震重要度を以下のとおり分類する。
(a) Ｓクラスの施設

地震により発生するおそれがある事象に対して，原子炉を停止し，炉心を冷却

地震により発生するおそれがある事象に対して，原子炉を停止し，炉心を冷するために必要な機能を持つ施設，自ら放射性物質を内蔵している施設，当該施却するために必要な機能を持つ施設，自ら放射性物質を内蔵している施設，当設に直接関係しておりその機能喪失により放射性物質を外部に拡散する可能性

該施設に直接関係しておりその機能喪失により放射性物質を外部に拡散する可のある施設，これらの施設の機能喪失により事故に至った場合の影響を緩和し，能性のある施設，これらの施設の機能喪失により事故に至った場合の影響を緩放射線による公衆への影響を軽減するために必要な機能を持つ施設及びこれら和し，放射線による公衆への影響を軽減するために必要な機能を持つ施設及びの重要な安全機能を支援するために必要となる施設，並びに地震に伴って発生

これらの重要な安全機能を支援するために必要となる施設，並びに地震に伴っするおそれがある津波による安全機能の喪失を防止するために必要となる施設て発生するおそれがある津波による安全機能の喪失を防止するために必要となであって，その影響が大きいものであり，次の施設を含む。

る施設であって，その影響が大きいものであり，次の施設を含む。

ロ項(1)

資 1-3 共-654