資料番号：SA設-8-12 改1

玄海発電所／柏崎刈羽発電所／東海第二発電所

2018年3月12日
日本原子力発電株式会社

基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

玄海原子力発電所 ３／４号炉

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応，その他適正化修正（前期）
水色ハッチ：その他適正化修正（後期）

東海第二発電所

9.6 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

9.3 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

9.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

9.6.1 概9.3.1 概要

9.7.1 概要

要

炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止する

炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の過圧による炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の過圧による破損

ため、原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な重大事故等破損を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるためにを防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な重対処設備を設置及び保管する。

必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。

大事故等対処設備を設置及び保管する。

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備の概略系統図を第 9.6.1 図から第 9.6.5 図に示す。

9.6.2 設計方針
原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備のうち、炉心の著しい損傷が原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備の系統概要図を第 9.3−1 図から第 9.3−4 図に示す。

9.3.2 設計方針
原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備のうち，原子炉格納容器

備考（KK との相違を記載）

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備の系統概要図を第 9.7−1 図から第 9.7−4 図に示す。

9.7.2 設計方針
原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備のうち，炉心の著しい損傷が発生した場合に原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるための設備としバウンダリを維持しながら原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させる

発生した場合に原子炉格納容器バウンダリを維持しながら原子炉格納容器内のて以下の重大事故等対処設備(格納容器スプレイ、Ａ、Ｂ格納容器再循環ユニット

ための設備として，代替循環冷却系を設ける。また，原子炉格納容器内の圧

圧力及び温度を低下させるための重大事故等対処設備として，代替循環冷却系をによる格納容器内自然対流冷却、代替格納容器スプレイ及び移動式大容量ポンプ

力を大気中に逃がすための設備として，格納容器圧力逃がし装置を設ける。

設ける。また，代替循環冷却系に加えて，原子炉格納容器内の圧力を大気中に逃改正基準の反映がすために必要な設備として，格納容器圧力逃がし装置を設ける。

車を用いたＡ、Ｂ格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却)を設ける。
(1) 交流動力電源及び原子炉補機冷却機能が健全である場合に用いる設備
a． 格納容器スプレイ
重大事故等対処設備(格納容器スプレイ)として、原子炉格納容器スプレイ(1) 代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱
炉心の著しい損傷が発生した場合に原子炉格納容器の過圧破損を防止するための重大事故等対処設備として，代替循環冷却系を使用する。

(1) 代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器バウンダリを維持しながら原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及設備の格納容器スプレイポンプ及び非常用炉心冷却設備の燃料取替用水タ

び温度を低下させるための重大事故等対処設備として，代替循環冷却系を使用

ンクを使用する。

する。
代替循環冷却系は，Ｍａｒｋ−Ⅱ型原子炉格納容器の特徴を踏まえ多重化設

燃料取替用水タンクを水源とした格納容器スプレイポンプは、原子炉格納改正基準の反映

設備の相違。

代替循環冷却系は，復水移送ポンプ，残留熱除去系熱交換器，配管・弁計とする。また，代替循環冷却系は，代替循環冷却系ポンプ，残留熱除去系熱経由する機器は，構成する機器類，計測制御装置等で構成し，復水移送ポンプによりサプレッション・チ

交換器等で構成し，サプレッション・チェンバを水源とする代替循環冷却系ポと重複するので記載せず。
「等」

具体的な設備は、以下のとおりとする。

ェンバのプール水を残留熱除去系熱交換器にて冷却し，残留熱除去系等をンプは，残留熱除去系熱交換器にてサプレッション・プール水を冷却し，原子は，後述の具体的な設備。

・格納容器スプレイポンプ

経由して原子炉圧力容器又は原子炉格納容器下部へ注水するとともに，原炉圧力容器又はサプレッション・チェンバへ注水又は原子炉格納容器内へスプ設備の相違（系統が異なる）

・燃料取替用水タンク

子炉格納容器内へスプレイすることで，原子炉格納容器バウンダリを維持レイ可能であり，原子炉格納容器内の圧力及び温度の低下が可能な設計とす

原子炉格納容器スプレイ設備を構成する格納容器スプレイ冷却器は、設計基準

しながら原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下できる設計とする。原子る。原子炉圧力容器に注水された水は，原子炉圧力容器又は原子炉格納容器内事故対処設備の一部を流路として使用することから、流路に係る機能について重炉圧力容器に注水された水は，原子炉圧力容器又は原子炉格納容器内配管

配管の破断口等から流出し，原子炉格納容器内のドライウェルへスプレイされ大事故等対処設備としての設計を行う。その他、設計基準事故対処設備である非の破断口等から流出し，原子炉格納容器内へスプレイされた水とともに，た水とともに，格納容器ベント管を経て，サプレッション・チェンバに戻るこ

常用電源設備のディーゼル発電機及び原子炉格納施設の原子炉格納容器を重大事

格納容器ベント管に設けられている連通孔を経て，サプレッション・チェ

とで循環する。

故等対処設備として使用する。

ンバに戻ることで循環する。

容器内上部にあるスプレイリングのスプレイノズルより原子炉格納容器内に水を噴霧できる設計とする。

b. Ａ、Ｂ格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却
重大事故等対処設備(Ａ、Ｂ格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流

代替循環冷却系は，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。

代替循環冷却系は，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置から「連通孔」はＡＢＷＲ特有の設備で東二にはない。
設備の相違

給電が可能な設計とする。

冷却)として、格納容器換気空調設備のうち格納容器再循環装置のＡ、Ｂ格納容器

残留熱除去系熱交換器は，代替循環冷却系で使用する代替原子炉補機冷

残留熱除去系熱交換器は，残留熱除去系海水系ポンプ及び残留熱除去系海水再循環ユニット並びに原子炉補機冷却水設備のＡ、Ｂ原子炉補機冷却水ポンプ、

却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）により系ストレーナで構成する残留熱除去系海水系又は緊急用海水ポンプ及び緊急Ａ原子炉補機冷却水冷却器及び原子炉補機冷却水サージタンク並びに窒素ボンベ冷却できる設計とする。

用海水系ストレーナで構成する緊急用海水系により冷却が可能な設計とする。

(原子炉補機冷却水サージタンク用)及び可搬型温度計測装置(格納容器再循環ユ「破断口等」は，冷却水のあらゆる漏えい経路を差す。

海を水源とした残留熱除去系海水系は，残留熱除去系海水系ポンプにて非常ＤＢ設備も記載
設備の相違

ＤＢ設備も記載

用取水設備である貯留堰，取水路及び取水ピットを通じて海水を取水し，残留

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赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応，その他適正化修正（前期）
水色ハッチ：その他適正化修正（後期）基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

ニット入口温度/出口温度(ＳＡ)用)並びに原子炉補機冷却海水設備のＡ、Ｂ海水

熱除去系海水系ポンプ出口に設置される残留熱除去系海水系ストレーナによホンプを使用する。

り異物を除去し，冷却水として残留熱除去系熱交換器に供給が可能な設計とす

備考

る。

Ａ、Ｂ海水ポンプを用いてＡ原子炉補機冷却水冷却器へ海水を通水するとともに、原子炉補機冷却水の沸騰防止のため、原子炉補機冷却水サージタンクに窒素

代替原子炉補機冷却系は，代替原子炉補機冷却水ポンプ及び熱交換器を海を水源とした緊急用海水系は，緊急用海水ポンプにて非常用取水設備であ設備の相違（東二には中間ルーボンベ(原子炉補機冷却水サージタンク用)を接続して窒素加圧し、Ａ、Ｂ原子炉

搭載した熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用），配るＳＡ用海水ピット，海水引込み管，ＳＡ用海水ピット取水塔，緊急用海水取

プがない。
緊急用海水系は 5.10

補機冷却水ポンプによりＡ、Ｂ格納容器再循環ユニットに原子炉補機冷却水を通管・ホース・弁類，計測制御装置等で構成し，熱交換器ユニットを原子炉

水管及び緊急用海水ポンプピットを通じて海水を取水し，緊急用海水ポンプ出

最終ヒートシンクへ熱を輸送

水することで格納容器内自然対流冷却ができる設計とする。また、可搬型温度計

補機冷却系に接続し，大容量送水車（熱交換器ユニット用）により熱交換口に設置される緊急用海水系ストレーナにより異物を除去し，冷却水として残するための設備と記載を整合）測装置(格納容器再循環ユニット入口温度/出口温度(ＳＡ)用)は、Ａ、Ｂ格納容器

器ユニットに海水を送水することで，残留熱除去系熱交換器で発生した熱留熱除去系熱交換器に供給が可能な設計とする。

再循環ユニット冷却水入口及び出口配管に取り付けられた検出器に接続し、冷却を最終的な熱の逃がし場である海へ輸送できる設計とする。

水温度を監視することにより、Ａ、Ｂ格納容器再循環ユニットを使用した格納容
器内自然対流冷却の状態を確認できる設計とする。

大容量送水車（熱交換器ユニット用）の燃料は，燃料補給設備である軽油タンク及びタンクローリ（4kL）により補給できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。

具体的な設備は，以下のとおりとする。

記載表現の相違（先行Ｐより）・Ａ、Ｂ格納容器再循環ユニット

・復水移送ポンプ

・代替循環冷却系ポンプ

設備の相違（東二は新設設備）

・Ａ、Ｂ原子炉補機冷却水ポンプ

・残留熱除去系熱交換器

・残留熱除去系熱交換器（5.4 残留熱除去系）

具体的な設備は、以下のとおりとする。

・Ａ原子炉補機冷却水冷却器

・残留熱除去系海水系ポンプ（5.6.1.2 残留熱除去系海水系）

・原子炉補機冷却水サージタンク

・残留熱除去系海水系ストレーナ（5.6.1.2 残留熱除去系海水系）

ＤＢ設備も記載

・窒素ボンベ(原子炉補機冷却水サージタンク用)・熱交換器ユニット（6 号及び 7 号炉共用）

・緊急用海水ポンプ（5.10 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備） 設備の相違

・Ａ、Ｂ海水ポンプ

・大容量送水車（熱交換器ユニット用）（6 号及び 7 号炉共用）

・緊急用海水系ストレーナ（5.10 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備）

・可搬型温度計測装置(格納容器再循環ユニット入口温度/出口温度(ＳＡ)用)(3号及び 4 号炉共用)(6.4 計装設備(重大事故等対処設備))
原子炉補機冷却海水設備を構成するＡ、Ｂ海水ストレーナは、設計基準事故対処

・サプレッション・チェンバ（5.7 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）

設備の一部を流路として使用することから、流路に係る機能について重大事故等対・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

処設備としての設計を行う。その他、設計基準事故対処設備である非常用電源設備

・可搬型代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設のディーゼル発電機並びに原子炉格納施設の原子炉格納容器並びに非常用取水設備

・サプレッション・チェンバ（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供
給設備）
・常設代替高圧電源装置（10.2 代替電源設備）

備）の取水口、取水管路及び取水ピットを重大事故等対処設備として使用する。

・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）

c. 代替格納容器スプレイ

・燃料補給設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）
代替循環冷却系を構成する設計基準事故対処設備の残留熱除去系ポンプは， 残留熱除去系ポンプをポンプ

重大事故等対処設備(代替格納容器スプレイ)として、常設電動注入ポンブ、代替循環冷却系の流路として，高圧炉心注水系，復水補給水系の配管及非常用炉心冷却設備の燃料取替用水タンク及び 2 次系補給水設備の復水タンク

び弁，給水系の配管，弁及びスパージャ，残留熱除去系の配管，弁，スト

流路として使用することから，流路に係る機能について重大事故等対処設備とを使用する。

レーナ及びポンプ並びに格納容器スプレイ・ヘッダを重大事故等対処設備

しての設計を行う。

燃料取替用水タンク又は復水タンクを水源とする常設電動注入ホンプは、格納容器スプレイ系統を介して、原子炉格納容器内上部にあるスプレイリングのスプレイノズルより原子炉格納容器内に水を噴霧できる設計とする。常設電動注入ポンプは、ディーゼル発電機に加えて、代替電源設備である大容量空冷式発電機より重大事故等対処用変圧器受電盤及び重大事故等対処用変圧器盤を経由して給電できる設計とする。
具体的な設備は、以下のとおりとする。

設備の相違

スルーで使用する。

として使用する。
設備の相違（東二は中間ループ

代替原子炉補機冷却系の流路として，原子炉補機冷却系の配管，弁及びがない）

サージタンク並びにホースを重大事故等対処設備として使用する。
その他，設計基準対象施設である原子炉圧力容器及び原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用する。
その他，設計基準事故対処設備である非常用取水設備の海水貯留堰，スク

その他，設計基準事故対処設備である原子炉圧力容器及び原子炉格納施設の原子炉格納容器並びに非常用取水設備の貯留堰，取水路及び取水ピットを重大

設備の相違事故等対処設備として使用する。

リーン室及び取水路を重大事故等対処設備として使用する。

・常設電動注入ポンプ「9.7.2(1) 代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱」に使・燃料取替用水タンク

用する残留熱除去系熱交換器は，設計基準事故対処設備であるとともに重大事

記載内容の相違（先行Ｐより）

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玄海原子力発電所 ３／４号炉

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柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応，その他適正化修正（前期）
水色ハッチ：その他適正化修正（後期）

東海第二発電所

・復水タンク

故等時においても使用するため，「1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方

・大容量空冷式発電機(10.2 代替電源設備)

針」に示す設計方針を適用する。ただし，多様性，位置的分散を考慮すべき対・重大事故等対処用変圧器受電盤(10.2 代替電源設備)

象の設計基準事故対処設備はないことから，「1.1.7 重大事故等対処設備に関・重大事故等対処用変圧器盤(10.2 代替電源設備)

する基本方針」のうち多様性，位置的分散の設計方針は適用しない。

その他、設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機及び原子炉格納施設の原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用する。

備考

原子炉圧力容器については，「3.5 原子炉圧力容器」に示す。
残留熱除去系熱交換器については，「5.4 残留熱除去系」に示す。
残留熱除去系海水系については，「5.6.1.2 残留熱除去系海水系」に示す。
緊急用海水ポンプ及び緊急用海水系ストレーナについては，「5.10 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備」に示す。緊急用海水ポンプ及び緊急用
海水系ストレーナは，「5.10 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備」
において，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損（炉心の著しい損傷が発生する前に生ずるものに限る。
）を防止するための重大事故等対処設備として示しているが，炉心の著しい損傷が発生した場合に原子炉格納容器バウンダ
リを維持しながら原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるための重大事故等対処設備としても同様である。
原子炉格納容器については，「9.1 原子炉格納施設」に示す。
サプレッション・チェンバについては，「9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備」に示す。
常設代替高圧電源装置，可搬型代替低圧電源車，緊急用 125V 系蓄電池及び可搬型整流器については，「10.2 代替電源設備」に示す。
非常用取水設備の貯留堰，取水路，取水ピット，ＳＡ用海水ピット，海水引込み管，ＳＡ用海水ピット取水塔，緊急用海水取水管及び緊急用海水ポンプピットについては，「10.8 非常用取水設備 10.8.2 重大事故等時」に示す。

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基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

玄海原子力発電所 ３／４号炉(2) 全交流動力電源喪失又は原子炉補機冷却機能喪失時に用いる設備
a． 移動式大容量ホンプ車を用いたＡ、Ｂ格納容器再循環ユニットによる格納容
器内自然対流冷却
全交流動力電源又は原子炉補機冷却機能が喪失した場合を想定した重大事故等対赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応，その他適正化修正（前期）
水色ハッチ：その他適正化修正（後期）(2) 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

東海第二発電所(2) 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器の過圧破損

炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器の過圧による破改正基準の反映を防止するための重大事故等対処設備として，格納容器圧力逃がし装置を損を防止するため，原子炉格納容器内の圧力を大気中に逃がすための重大事故

改正基準の反映使用する。

等対処設備として，格納容器圧力逃がし装置を使用する。
格納容器圧力逃がし装置は，フィルタ装置（フィルタ容器，スクラビング水， 設備の相違

処設備(移動式大容量ポンプ車を用いたＡ、Ｂ格納容器再循環ユニットによる格納容

格納容器圧力逃がし装置は，フィルタ装置，よう素フィルタ，ラプチャ

器内自然対流冷却)として、格納容器換気空調設備のうち格納容器再循環装置のＡ、ーディスク，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，原子炉格納容器内雰

金属フィルタ，よう素除去部），第一弁（Ｓ／Ｃ側），第一弁（Ｄ／Ｗ側），第二

Ｂ格納容器再循環ユニット並びに移動式大容量ホンプ車、燃料油貯蔵タンク、タン

囲気ガスを不活性ガス系等を経由して，フィルタ装置及びよう素フィルタ

弁，第二弁バイパス弁，圧力開放板等で構成し，原子炉格納容器内雰囲気ガス

クローリ及び可搬型温度計測装置(格納容器再循環ユニット入口温度/出口温度(Ｓへ導き，放射性物質を低減させた後に原子炉建屋屋上に設ける放出口からを不活性ガス系及び耐圧強化ベント系を経由して，フィルタ装置へ導き，放射Ａ)用)を使用する。

排出することで，排気中に含まれる放射性物質の環境への放出量を低減し性物質を低減させた後に原子炉建屋屋上に設ける放出口から排出することで，つつ，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下できる設計とする。

排気中に含まれる放射性物質の環境への放出量を低減しつつ，原子炉格納容器

海を水源とする移動式大容量ポンプ車は、Ａ、Ｂ海水ストレーナブロー配管に可

備考「等」：遠隔人力操作機構他具
体的な設備に後述
設備の相違

内の圧力及び温度を低下できる設計とする。

搬型ホースを接続、又は海水母管戻り配管を取り外して可搬型ホースを接続し、原子炉補機冷却水系統を介して、Ａ、Ｂ格納容器再循環ユニットへ海水を直接供給すフィルタ装置は，排気中に含まれる粒子状放射性物質及びガス状の無機フィルタ装置は，フィルタ装置内のスクラビング水（水と薬液），金属フィることで格納容器内自然対流冷却ができる設計とする。また、可搬型温度計測装置

よう素を除去し，よう素フィルタは，排気中に含まれる有機よう素を除去

ルタ及びよう素除去部により原子炉格納容器内雰囲気ガスの放射性物質の捕(格納容器再循環ユニット入口温度/出口温度(ＳＡ)用)は、Ａ、Ｂ格納容器再循環ユできる設計とする。

集が可能な設計とする。

記載表現の相違（先行Ｐより）

ニット冷却水入口及び出口配管に取り付けられた検出器に接続し、冷却水温度を監フィルタ装置は，フィルタの構造及び機能の健全性を維持し，かつ，捕集し記載内容の相違（先行Ｐより）視することにより、Ａ、Ｂ格納容器再循環ユニットを使用した格納容器内自然対流

た放射性よう素の再揮発を防止するために，捕集した放射性物質の崩壊熱等を

崩壊熱「等」には，スクラビン

冷却の状態を確認できる設計とする。

考慮した設計とする。

グ水の pH が該当

格納容器圧力逃がし装置は，第一弁（Ｓ／Ｃ側）又は第一弁（Ｄ／Ｗ側）並移動式大容量ポンプ車の燃料は、燃料油貯蔵タンクよりタンクローリを用いて補びに第二弁又は第二弁バイパス弁の開操作により原子炉格納容器内雰囲気ガ給できる設計とする。
具体的な設備は、以下のとおりとする。

スの放射性物質をフィルタ装置で捕集した後，原子炉格納容器内雰囲気ガスを・Ａ、Ｂ格納容器再循環ユニット

大気放出し，第一弁（Ｓ／Ｃ側）又は第一弁（Ｄ／Ｗ側）の閉操作でその大気・移動式大容量ポンプ車(3 号及び 4 号炉共用)

放出の停止が可能な設計とする。
本系統はサプレッション・チェンバ及びドライウェルと接続し，いずれ本系統は，サプレッション・チェンバ側及びドライウェル側のいずれからも

備)からも排気できる設計とする。サプレッション・チェンバ側からの排気で排気が可能な設計とする。サプレッション・チェンバ側からの排気ではサプレ・タンクローリ(3 号及び 4 号炉共用)(10.2 代替電源設備)

はサプレッション・チェンバの水面からの高さを確保し，ドライウェル側

ッション・チェンバの水面からの高さを確保し，ドライウェル側からの排気で・可搬型温度計測装置(格納容器再循環ユニット入口温度/出口温度(ＳＡ)用)(3からの排気では，ダイヤフラム・フロア面からの高さを確保するとともには燃料有効長頂部よりも高い位置に接続箇所を設けることで，長期的にも溶融号及び 4 号炉共用)(6.4 計装設備(重大亨故等対処設備))

有効燃料棒頂部よりも高い位置に接続箇所を設けることで長期的にも溶

炉心及び水没の悪影響を受けない設計とする。

原子炉補機冷却海水設備を構成するＡ、Ｂ海水ストレーナ及び原子炉補機冷却融炉心及び水没の悪影響を受けない設計とする。

・燃料油貯蔵タンク(重大事故等時のみ 3 号及び 4 号炉共用)(10.2 代替電源設

記載内容の相違（先行Ｐより）水設備を構成するＡ原子炉補機冷却水冷却器は、設計基準事故対処設備の一部を格納容器圧力逃がし装置は，排気中に含まれる可燃性ガスによる爆発を

格納容器圧力逃がし装置は，排気中に含まれる可燃性ガスによる爆発を防ぐ流路として使用することから、流路に係る機能について重大事故等対処設備とし防ぐため，系統内を不活性ガス（窒素ガス）で置換した状態で待機させ，ため，系統内を不活性ガス（窒素）で置換した状態で待機させ，系統内に可燃ての設計を行う。その他、設計基準事故対処設備である原子炉格納施設の原子炉

使用後においても不活性ガスで置換できる設計とするとともに，系統内に性ガス（水素）が蓄積する可能性のある箇所にはベントラインを設け，可燃性

格納容器並びに非常用取水設備の取水口、取水管路及び取水ピットを重大事故等

可燃性ガスが蓄積する可能性のある箇所にはバイパスラインを設け，可燃ガスの排出が可能な設計とするとともに，使用後においても不活性ガスで置換対処設備として使用する。

性ガスを連続して排出できる設計とすることで，系統内で水素濃度及び酸が可能なよう，可搬型窒素供給装置である窒素供給装置及び窒素供給装置用電素濃度が可燃領域に達することを防止できる設計とする。

源車を用いて系統内に窒素を供給することで，系統内で水素濃度及び酸素濃度が可燃領域に達することが防止可能な設計とする。

格納容器圧力逃がし装置は，他の発電用原子炉とは共用しない設計とす

格納容器圧力逃がし装置は，他の発電用原子炉とは共用しない。また，格納る。また，格納容器圧力逃がし装置と他の系統・機器を隔離する弁は直列

容器圧力逃がし装置と他の系統・機器を隔離する弁は直列で 2 弁設置し，格納

記載表現の相違（先行Ｐより）「ダイヤフラム・フロア面〜」の記載は「燃料有効長頂部〜」に包含しているため記載しない

気体の窒素を示す場合は「ガス」をつけない
ベント停止後に水素が滞留す
れば窒素置換をするので「連続して」の表現はしない
条文要求（爆発防止対策）である窒素供給装置を明記（技能1.7 との整合）で 2 弁設置し，格納容器圧力逃がし装置と他の系統・機器を確実に隔離す

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玄海原子力発電所 ３／４号炉

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応，その他適正化修正（前期）
水色ハッチ：その他適正化修正（後期）基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
ることで，悪影響を及ぼさない設計とする。

東海第二発電所

備考

容器圧力逃がし装置と他の系統・機器を確実に隔離することで，悪影響を及ぼさない設計とする。

格納容器圧力逃がし装置の使用後に再度，代替格納容器スプレイ冷却系

格納容器圧力逃がし装置の使用に際しては，代替格納容器スプレイ冷却系等等により原子炉格納容器内にスプレイする場合は，原子炉格納容器が負圧による原子炉格納容器内へのスプレイは停止する運用としており，原子炉格納

東二は格納容器の除熱手段が確保された後にﾍﾞﾝﾄを停止することから再ｽﾌﾟﾚｲはない。

とならないよう，原子炉格納容器が規定の圧力に達した場合には，スプレ

容器が負圧とならない。また，格納容器圧力逃がし装置使用後においても，可設備，運用の相違

イを停止する運用とする。

燃性ガスによる爆発及び格納容器の負圧破損を防止するために，可搬型窒素供給装置である窒素供給装置及び窒素供給装置用電源車を用いて格納容器内に不活性ガス（窒素）の供給が可能な設計とする。

格納容器圧力逃がし装置使用時の排出経路に設置される隔離弁は，遠隔手動弁操作設備によって人力による操作が可能な設計とする。

格納容器圧力逃がし装置使用時の排出経路に設置される第一弁（Ｓ／Ｃ側）， 記載方針の相違
第一弁（Ｄ／Ｗ側），第二弁及び第二弁バイパス弁は，中央制御室のスイッチで操作が可能な設計とし，また，駆動源喪失時であっても人力により容易かつ記載表現の相違（先行Ｐより）確実に開閉操作が可能な遠隔人力操作機構を有する設計とする。
条文要求への適合を明記

遠隔手動弁操作設備の操作場所は，原子炉建屋内の原子炉区域外とし，遠隔人力操作機構の操作場所は，炉心の著しい損傷時においても操作が可能

必要に応じて遮蔽材を配置することで，放射線防護を考慮した設計とする。

なよう，二次格納施設外とする。また，第二弁及び第二弁バイパス弁の操作を東二は予め遮蔽及び空気ボン行う第二弁操作室は，必要な要員を収容可能な遮蔽に囲まれた空間とし，第二ベユニットを設置する

弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）にて正圧化することにより外気の流入を一定時間遮断することで，格納容器圧力逃がし装置を使用する際のプルームの影響による操作員の被ばくを低減する設計とする。
また，排出経路に設置される隔離弁のうち空気作動弁については，原子炉設備の相違（東二にはＡＯ弁は建屋内の原子炉区域外への遠隔空気駆動弁操作用ボンベの設置に加え必ない）

要に応じて遮蔽材を設置し，離れた場所から遠隔空気駆動弁操作設備の配管を経由して高圧窒素ガスを供給することにより，容易かつ確実に操作が記載箇所の相違（東二は後述）

可能な設計とする。また，排出経路に設置される隔離弁のうち電動弁については，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により，中央制御室から操作が可能な設計とする。
系統内に設けるラプチャーディスクは，格納容器圧力逃がし装置の使用

系統内に設ける圧力開放板は，原子炉格納容器の隔離機能として使用せず， 設備名称の相違，記載内容の相の妨げにならないよう，原子炉格納容器からの排気圧力と比較して十分に格納容器圧力逃がし装置の使用の妨げにならないよう，原子炉格納容器からの違（先行Ｐより）低い圧力で破裂する設計とする。

排気圧力と比較して十分に低い圧力で動作する設計とし，格納容器圧力逃がし

記載内容の相違（先行Ｐより）装置内を不活性ガス（窒素）で待機する際の大気との隔壁として設置する。
格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置等の周囲には遮蔽体を設け，格格納容器圧力逃がし装置の使用後に高線量となるフィルタ装置からの被ば

納容器圧力逃がし装置の使用時に本系統内に蓄積される放射性物質からくを低減し，事故収束後の復旧作業等の妨げにならないよう，フィルタ装置は放出される放射線から作業員を防護する設計とする。

格納容器圧力逃がし装置格納槽（地下埋設）内に設置し，周囲には遮蔽体を設

記載表現の相違（先行Ｐより）東二のＦＶは地下埋設ける設計とする。
格納容器圧力逃がし装置使用時の排出経路に設置される第一弁（Ｓ／Ｃ側）， 記載方針，記載箇所の相違
第一弁（Ｄ／Ｗ側），第二弁及び第二弁バイパス弁は，常設代替交流電源設備
である常設代替高圧電源装置又は可搬型代替交流電源設備である可搬型代替
低圧電源車からの給電が可能な設計とする。

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玄海発電所／柏崎刈羽発電所／東海第二発電所
玄海原子力発電所 ３／４号炉

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応，その他適正化修正（前期）
水色ハッチ：その他適正化修正（後期）基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所
格納容器圧力逃がし装置における水素濃度及び放射性物質濃度の監視が可

備考
記載内容の相違（先行Ｐより）能なよう，格納容器圧力逃がし装置の水素が蓄積する可能性のある配管にフィルタ装置入口水素濃度を設け，フィルタ装置出口配管にフィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）を設ける。フィルタ装置入口水素濃度は常設
b． 代替格納容器スプレイ

代替交流電源設備である常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備

全交流動力電源喪失又は原子炉補機冷却機能が喪失した場合を想定した重大事である可搬型代替交流電源車からの給電が可能な設計とする。また，フィルタ

故等対処設備(代替格納容器スプレイ)として、常設電動注入ポンプ、非常用炉心装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）は，常設代替直流電源設備であ冷却設備の燃料取替用水タンク及び 2 次系補給水設備の復水タンクを使用する。

る緊急用 125V 系蓄電池又は可搬型代替直流電源設備である可搬型代替低圧電
源車及び可搬型整流器からの給電が可能な設計とする。

燃料取替用水タンク又は復水タンクを水源とする常設電動注入ポンプは、格納容器スプレイ系統を介して、原子炉格納容器内上部にあるスプレイリングのスプ

格納容器圧力逃がし装置を使用した場合，フィルタ装置に捕集した放射性物

レイノズルより原子炉格納容器内に水を噴霧できる設計とする。常設電動注入ポ

質の崩壊熱によりスクラビング水が蒸発することでスクラビング水位は徐々

ンプは、代替電源設備である大容量空冷式発電機より重大事故等対処用変圧器受に低下することから，放射性物質除去性能維持のため可搬型代替注水大型ポン

電盤及び重大事故等対処用変圧器盤を経由して給電できる設計とする。

プによりフィルタ装置に水の供給が可能な設計とする。

具体的な設備は、以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

具体的な設備は，以下のとおりとする。

・常設電動注入ポンプ

・フィルタ装置

・フィルタ装置・燃料取替用水タンク

・よう素フィルタ

記載内容の相違（先行Ｐより）

記載表現の相違（先行Ｐより）

東二はフィルタ装置に一体型

・復水タンク・第一弁（Ｓ／Ｃ側）

・大容量空冷式発電機(10.2 代替電源設備)

・第一弁（Ｄ／Ｗ側）

・重大事故等対処用変圧器受電盤(10.2 代替電源設備)

・第二弁・重大事故等対処用変圧器盤(10.2 代替電源設備)

・第二弁バイパス弁

その他、設計基準事故対処設備である原子炉格納施設の原子炉格納容器を重大・第二弁操作室遮蔽条文要求「遮蔽又は遠隔等」に・第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）

該当する設備を記載

事故等対処設備として使用する。

記載内容の相違（先行Ｐより）・差圧計

ディーゼル発電機は、設計基準事故対処設備であるとともに、重大事故等時に・遠隔人力操作機構

おいても使用するため、「1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針」に示す

・圧力開放板

設備名称の相違

準事故対処設備はないことから、「1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方

・窒素供給装置

条文要求「爆発防止等」「負圧破針」のうち多様性、位置的分散等の設計方針は適用しない。

・窒素供給装置用電源車損防止」に該当する設備を記載
設備の相違

設計方針を適用する。ただし、多様性、位置的分散等を考慮すべき対象の設計基・ラプチャーディスク

ディーゼル発電機、大容量空冷式発電機、燃料油貯蔵タンク、タンクローリ、重・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・常設代替高圧電源装置（10.2 代替電源設備）

大事故等対処用変圧器受電盤及び重大事故等対処用変圧器盤については、「10.2

・可搬型代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・可搬型代替低圧電源車（10.2 代替電源設備）

代替電源設備」にて記載する。可搬型温度計測装置(格納容器再循環ユニット入口

・常設代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）

・緊急用 125V 系蓄電池（10.2 代替電源設備）

温度/出口温度(ＳＡ)用)については、「6.4 計装設備(重大事故等対処設備)」に・可搬型直流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・可搬型整流器（10.2 代替電源設備）て記載する。原子炉格納施設の原子炉格納容器については、「9.1 原子炉格納施・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）

設 9.1.2 重大事故等時」にて記載する。非常用取水設備の取水口、取水管路及本系統の流路として，不活性ガス系，耐圧強化ベント系及び格納容器圧

び取水ピットについては、「10.8 非常用取水設備 10.8.2 重大事故等時」にて記載する。

力逃がし装置の配管及び弁を重大事故等対処設備として使用する。
また，格納容器圧力逃がし装置使用時の排出経路に設置される隔離弁のうち空気作動弁に，高圧窒素ガスを供給するための流路として，遠隔空気使用する系統は既述のため，流路としての記載をしない。
設備の相違（東二にはＡＯ弁はない）

駆動弁操作設備の配管及び弁を重大事故等対処設備として使用する。

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玄海原子力発電所 ３／４号炉

基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉
その他，設計基準対象施設である原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用する。
原子炉圧力容器については，「5.1 原子炉圧力容器及び一次冷却材設備」

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応，その他適正化修正（前期）
水色ハッチ：その他適正化修正（後期）

東海第二発電所
その他，設計基準事故対処設備である原子炉格納施設の原子炉格納容器を重

備考
記載内容の相違（先行Ｐより）

大事故等対処設備として使用する。
原子炉圧力容器については，「3.5 原子炉圧力容器」に示す。

に記載する。
サプレッション・チェンバは，「具体的な設備」に記載がないのでここで記載しない

サプレッション・チェンバについては，「5.7 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備」に記載する。
原子炉格納容器については，「9.1 原子炉格納施設」に記載する。

原子炉格納容器については，「9.1 原子炉格納施設」に示す。

常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，常設代替直流電源設備，

常設代替高圧電源装置，可搬型代替低圧電源車，緊急用 125V 系蓄電池及び可搬型直流電源設備，代替所内電気設備及び燃料補給設備については，「10.2

可搬型整流器については，「10.2 代替電源設備」に示す。

代替電源設備」に記載する。
非常用取水設備については，「10.8 非常用取水設備」に記載する。

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基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

玄海原子力発電所 ３／４号炉
9.6.2.1 多様性、位置的分散
基本方針については、「1.1.7.1 多様性、位置的分散、悪影響防止等」に示す。

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応，その他適正化修正（前期）
水色ハッチ：その他適正化修正（後期）9.3.2.1 多様性，位置的分散
基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に

東海第二発電所
9.7.2.1 多様性及び独立性，位置的分散

記載内容の相違

基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

示す。

移動式大容量ポンプ車を用いたＡ、Ｂ格納容器再循環ユニットによる格納

代替循環冷却系及び格納容器圧力逃がし装置は，共通要因によって同時に格納容器圧力逃がし装置は，大気を最終ヒートシンクとし，代替循環冷却系

容器内自然対流冷却は、移動式大容量ポンプ車の駆動源を空冷式のディーゼ

機能を損なわないよう，原理の異なる冷却及び原子炉格納容器内の減圧手段

は，海を最終ヒートシンクとする原理の異なる冷却及び原子炉格納容器内の減圧ル駆動とすることで、電動の原子炉補機冷却水ポンプ及び海水ホンプに対しを用いることで多様性を有する設計とする。

手段を用い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多様性を有すて、多様性を持つ設計とする。また、原子炉補機冷却水ポンプ及び海水ポンる設計とする。また，格納容器圧力逃がし装置は，代替循環冷却系と流路を分離

プの電源であるディーゼル発電機に対して、多様性を持つ設計とする。

することで共通要因によって同時に機能を損なわれるおそれがないよう可能な限記載表現の相違

記載箇所の相違り独立性を有する設計とする。

移動式大容量ポンプ車は、3 号炉の原子炉周辺建屋内のディーゼル発電機、原子炉補助建屋内の原子炉補機冷却水ポンプ及び屋外の海水ポンプ、並びにさらに，格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置は，原子炉建屋近傍の格納容

4 号炉の原子炉周辺建屋内のディーゼル発電機及び原子炉補機冷却水ポンプ

器圧力逃がし装置格納槽（地下埋設）に，第二弁操作室遮蔽，第二弁操作室空気並びに屋外の海水ポンプと離れた位置に分散して保管することで、位置的分

ボンベユニット（空気ボンベ）及び差圧計は原子炉建屋付属棟に，圧力開放板は散を図る設計とする。

原子炉建屋近傍の屋外に設置することで，原子炉建屋原子炉棟内に設置する代替

移動式大容量ポンプ車の接続口は、屋外に 2 箇所設置する設計とする。

循環冷却系ポンプ，サプレッション・チェンバ及び残留熱除去系熱交換器に対しクラゲ等の海生生物からの影響に対し、移動式大容量ポンプ車は、複数のて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。

取水箇所を選定できる設計とする。

備考

代替循環冷却系及び格納容器圧力逃がし装置は，非常用交流電源設備に対代替循環冷却系は，非常用交流電源設備に対して多様性を有する常設代替交流

設備の相違

電源設備からの給電により駆動が可能な設計とする。

代替格納容器スプレイ時において常設電動注入ポンプは、ディーゼル発電

して多様性を有する常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備か機に対して多様性を持った大容量空冷式発電機から給電できる設計とする。

らの給電により駆動できる設計とする。また，格納容器圧力逃がし装置は，また，格納容器圧力逃がし装置は，非常用交流電源設備に対して多様性を有す

人力により排出経路に設置される隔離弁を操作できる設計とすることで，代る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により駆動が可

替循環冷却系に対して駆動源の多様性を有する設計とする。

能な設計とする。
電源設備の多様性，位置的分散については，「10.2 代替電源設備」に示す。

代替循環冷却系に使用する代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及設備の設置場所の相違

記載箇所の相違
設備の相違

び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，格納容器圧力逃がし装置から離れた屋外に分散して保管することで，格納容器圧力逃がし装置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。
熱交換器ユニットの接続口は，共通要因によって接続できなくなることを
電源設備の多様性、位置的分散については「10.2 代替電源設備」にて記載する。
クラゲ等の海生生物からの影響に対し、Ａ、Ｂ海水ポンプは、多重性を有する設計とする。

設備の相違防止するため，互いに異なる複数箇所に設置し，かつ格納容器圧力逃がし装置との離隔を考慮した設計とする。
代替循環冷却系の復水移送ポンプは廃棄物処理建屋内に，残留熱除去系熱設備の相違（東二は前述）

交換器及びサプレッション・チェンバは原子炉建屋内に設置し，格納容器圧
力逃がし装置のフィルタ装置及びよう素フィルタ並びにラプチャーディス
クは原子炉建屋近傍の屋外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位置的分散を図る設計とする。
代替循環冷却系と格納容器圧力逃がし装置は，共通要因によって同時に機記載箇所の相違（東二は前述）

能を損なわないよう，流路を分離することで独立性を有する設計とする。
これらの多様性及び流路の独立性並びに位置的分散によって，代替循環冷
却系と格納容器圧力逃がし装置は，互いに重大事故等対処設備として，可能

東二は前述の記載と重複するので記載していない

な限りの独立性を有する設計とする。

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赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応，その他適正化修正（前期）
水色ハッチ：その他適正化修正（後期）基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考
記載箇所の相違（東二は前述）

電源設備の多様性，位置的分散については「10.2 代替電源設備」に記載する。

9.6.2.2 悪影響防止
基本方針については、「1.1.7.1 多様性、位置的分散、悪影響防止等」に示す。

9.3.2.2 悪影響防止
基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に

9.7.2.2 悪影響防止
基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

示す。

格納容器スプレイに使用する格納容器スプレイポンプ、燃料取替用水タン

代替循環冷却系は，通常時は弁により他の系統と隔離し，重大事故等時に代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱に使用する代替循環

ク及び格納容器スプレイ冷却器は、設計基準対象施設として使用する場合と弁操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設冷却系ポンプは，通常待機時は弁により他の系統と隔離し，重大事故等時に弁操同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することから、他の設備に悪備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，サプレッション・チェンバのプ作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影影響を及ぼさない設計とする。

ール水に含まれる放射性物質の系外放出を防止するため，代替循環冷却系は響を及ぼさない設計とする。また，サプレッション・プール水に含まれる放射性閉ループにて構成する設計とする。

物質の系外放出を防止するため，代替循環冷却系は閉回路にて構成する設計とす

Ａ、Ｂ格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却に使用する

記載の相違（先行Ｐより）る。

Ａ、Ｂ格納容器再循環ユニット、Ａ、Ｂ原子炉補機冷却水ポンプ、Ａ原子炉
補機冷却水冷却器、原子炉補機冷却水サージタンク、Ａ、Ｂ海水ポンプ及び代替循環冷却系に使用する代替原子炉補機冷却系は，通常時は熱交換器ユ設備の相違（東二の緊急用海水

Ａ、Ｂ海水ストレーナは、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統

ニットを接続先の系統と分離して保管し，重大事故等時に接続，弁操作等に系は 5.10 最終ヒートシンクへ

構成で重大事故等対処設備として使用することから、他の設備に悪影響を及より重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響

熱を移送するための設備に記

ぼさない設計とする。Ａ、Ｂ格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然を及ぼさない設計とする。また，原子炉補機冷却系と代替原子炉補機冷却系

載）

対流冷却に使用する窒素ボンベ(原子炉補機冷却水サージタンク用)は、通常を同時に使用しないことにより，相互の機能に悪影響を及ぼさない設計とす

時に接続先の系統と分離された状態であること及び重大事故等時は重大事る。

故等対処設備としての系統構成とすることで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
代替格納容器スプレイに使用する常設電動注入ポンプ、燃料取替用水タン
ク及び復水タンクは、弁操作等によって、設計基準対象施設として使用する
系統構成から重大事故等対処設備としての系統構成とすることで、他の設備

熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，治具や輪留めによる固定等をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，飛散物となって他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
格納容器圧力逃がし装置は，通常時は弁により他の系統と隔離し，重大事

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱に使用するに悪影響を及ぼさない設計とする。また、放射性物質を含む系統と含まない

故等時に弁操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすること

フィルタ装置は，通常待機時は弁により他の系統と隔離し，重大事故等時に弁操系統を区分するため、通常時に燃料取替用水タンクと復水タンクをディスタ

で，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，格納容器圧力逃がし

作により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響

ンスピースで分離する設計とする。

装置は，重大事故等時の排出経路と非常用ガス処理系，原子炉区域・タービを及ぼさない設計とする。また，フィルタ装置は，重大事故等時の排出経路に繋移動式大容量ポンプ車を用いたＡ、Ｂ格納容器再循環ユニットによる格納ン区域換気空調系等の他系統及び機器との間に隔離弁を直列に 2 弁設置し，がる換気空調系，原子炉建屋ガス処理系及び耐圧強化ベント系の系統及び機器と容器内自然対流冷却に使用するＡ、Ｂ格納容器再循環ユニット、Ａ、Ｂ海水

格納容器圧力逃がし装置使用時に確実に隔離することで，他の設備に悪影響の間に隔離弁を直列に各 2 弁設置し，格納容器圧力逃がし装置使用時に確実に隔ストレーナ及びＡ原子炉補機冷却水冷却器は、弁操作等によって、設計基準を及ぼさない設計とする。

離することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

対象施設として使用する系統構成から重大事故等対処設備としての系統構

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱に使用する成とすることで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。移動式大容量第二弁操作室遮蔽，第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）及び差圧計ポンプ車を用いたＡ、Ｂ格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流

は，通常待機時は使用しない系統であり，他の設備から独立して単独で使用可能

冷却に使用する移動式大容量ポンプ車は、通常時に接続先の系統と分離されなことにより他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，第二弁操作室空た状態であること及び重大事故等時は重大事故等対処設備としての系統構

気ボンベユニット（空気ボンベ）は，転倒のおそれがないよう固定して保管する

成とすることで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また、移動式

ことで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

記載方針の相違（先行Ｐより）

設備の相違

設備の相違（東二特有の設備について記載）

大容量ポンプ車より供給される海水を含む系統と含まない系統を区分するため、通常時に原子炉補機冷却水系統と原子炉補機冷却海水系統をディスタ

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赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応，その他適正化修正（前期）
水色ハッチ：その他適正化修正（後期）基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

ンスビースで分離する設計とする。さらに、移動式大容量ポンプ車は、設置

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱に使用する場所において車輪止めによって固定をすることで、他の設備に悪影響を及ぼ

可搬型窒素供給装置は，設置場所において輪止め又は車両転倒防止装置により固さない設計とする。

定することで他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

9.6.2.3 容量等

9.3.2.3 容量等設備の相違（東二特有の設備について記載）

9.7.2.3 容量等

基本方針については、「1.1.7.2 容量等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

炉心の著しい損傷が発生した場合における原子炉格納容器の破損を防止す

代替循環冷却系の復水移送ポンプは，設計基準対象施設の復水補給水系と代替循環冷却系は，2 系統設置し，代替循環冷却系による原子炉格納容器内のるために格納容器スプレイとして使用する格納容器スプレイポンプは、設計兼用しており，設計基準対象施設としての復水移送ポンプ 2 台におけるポン

減圧及び除熱に使用する各々の代替循環冷却系ポンプは，原子炉格納容器の過圧基準事故時の原子炉格納容器の冷却による減圧機能と兼用しており、設計基

プ流量が，炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器の破破損防止に必要となる原子炉圧力容器及び原子炉格納容器に注水可能なポンプ

準事故時に使用する場合のポンプ流量が、原子炉格納容器内ヘスプレイする損を防止するために必要な流量に対して十分であるため，設計基準対象施設

容量を有する設計とする。

場合に原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要なポンプと同仕様で設計する。

流量に対して十分であるため、設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。

代替循環冷却系の残留熱除去系熱交換器は，設計基準事故対処設備の残留

代替循環冷却系の残留熱除去系熱交換器は，設計基準事故対処設備の残留熱除格納容器スプレイとして使用する燃料取替用水タンクは、原子炉格納容器

熱除去系と兼用しており，設計基準事故対処設備としての伝熱容量が，炉心去系と兼用しており，設計基準事故対処設備としての伝熱容量が，炉心の著しいへの注水量に対し、淡水又は海水を補給するまでの間、水源を確保できる十の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器の破損を防止するた損傷が発生した場合において，原子炉格納容器の破損を防止するために必要な伝分なタンク容量を有する設計とする。

めに必要な伝熱容量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕

熱容量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。

炉心の著しい損傷が発生した場合における原子炉格納容器の破損を防止

備考

設備の相違（東二の代替循環冷却系ポンプは新設の設備）

様で設計する。

するために格納容器内自然対流冷却として使用するＡ、Ｂ格納容器再循環ユ

代替循環冷却系で使用する代替原子炉補機冷却系は，炉心の著しい損傷が設備の相違（東二の緊急用海水

ニットは、格納容器再循環ユニットに原子炉補機冷却水又は海水を通水させ発生した場合において，代替原子炉補機冷却系での圧力損失を考慮しても原系は 5.10 最終ヒートシンクへることで、格納容器再循環ユニットでの圧力損失を考慮しても原子炉格納容

子炉格納容器の破損を防止するために必要な伝熱容量を有する設計とする。

熱を移送するための設備に記

器内の圧力及び温度を低下させることができる伝熱容量を有する設計とす

代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユる。
炉心の著しい損傷が発生した場合における原子炉格納容器の破損を防止

ニット用）は，炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去系熱交換器で発生した熱を除去するために必要な伝熱容量及びポンプ流量を有するために格納容器内自然対流冷却として使用するＡ、Ｂ原子炉補機冷却水

する熱交換器ユニット 1 セット 1 式と大容量送水車（熱交換器ユニット用）

ポンプ、 Ａ原子炉補機冷却水冷却器、原子炉補機冷却水サージタンク及び1 セット 1 台を使用する。熱交換器ユニットの保有数は，6 号及び 7 号炉共Ａ、Ｂ海水ポンプは、設計基準事故時の原子炉補機冷却水系統及び原子炉補用で 4 セット 4 式に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバック機冷却海水系統の機能と兼用しており、設計基準事故時のポンプ流量、伝熱アップ用として 1 式（6 号及び 7 号炉共用）の合計 5 式を保管する。大容量

容量及びタンク容量が、炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉格納容器

送水車（熱交換器ユニット用）の保有数は，6 号及び 7 号炉共用で 4 セット

内の圧力及び温度を低下させるために必要なポンプ流量、伝熱容量及びタン

4 台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用としク容量に対して十分であるため、設計基準事故対処設備と同仕様で設計すて 1 台（6 号及び 7 号炉共用）の合計 5 台を保管する。

る。

また，代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交

窒素ボンベ(原子炉補機冷却水サージタンク用)は、格納容器内自然対流冷

換器ユニット用）は，想定される重大事故等時において，代替循環冷却系に却を実施する際に、原子炉補機冷却水の沸騰を防止するため原子炉補機冷却

よる原子炉格納容器内の減圧及び除熱と燃料プール冷却浄化系による使用

水サージタンク気相部を必要な圧力まで加圧できるボンベ容量を有するも済燃料プールの除熱を同時に使用するため，各系統の必要な流量を同時に確のを 1 セット 6 個使用する。保有数は 1 セット 6 個、保守点検は目視点検で保できる容量を有する設計とする。

あり、保守点検中でも使用可能であるため、保守点検用は考慮せずに、故障時のバックアップ用として 1 個の合計 7 個を保管する。

載）

格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置及びよう素フィルタは，想定され格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱に使用する

る重大事故等時において，原子炉格納容器内を減圧させるため，原子炉格納フィルタ装置，第一弁（Ｓ／Ｃ側），第一弁（Ｄ／Ｗ側），第二弁，第二弁バイパ

記載方針の相違（具体的な設備

容器内で発生する蒸気量に対して，格納容器圧力逃がし装置での圧力損失をス弁及び圧力開放板は，重大事故等時において，原子炉格納容器内を減圧及び除

を明記）

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基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

玄海原子力発電所 ３／４号炉
炉心の著しい損傷が発生した場合における原子炉格納容器の破損を防止考慮しても十分な排出流量を有する設計とする。

するために代替格納容器スプレイとして使用する常設電動注入ポンプは、炉心の著しい損傷が発生した場合の圧力及び温度を低下させるために必要な

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応，その他適正化修正（前期）
水色ハッチ：その他適正化修正（後期）

東海第二発電所熱させるため，原子炉格納容器内で発生する蒸気量に対して格納容器圧力逃がし
装置での圧力損失を考慮しても十分な排出流量を有する設計とする。

フィルタ装置は，想定される重大事故等時において，粒子状放射性物質にフィルタ装置は，重大事故等時において，粒子状放射性物質に対する除去効率

対する除去効率が 99.9%以上確保できる設計とする。また，スクラバ水の待が 99.9％以上確保可能な設計とする。また，スクラビング水の待機時の薬剤添

代替格納容器スプレイとして使用する燃料取替用水タンク及び復水タン

機時の薬物添加濃度は，想定される重大事故等時のスクラバ水の pH 値の低加濃度は，重大事故等時のスクラビング水のｐＨ値の低下を考慮しても，無機よ

クは、
原子炉格納容器への注水量に対し、
淡水又は海水を補給するまでの間、下を考慮しても，無機よう素に対する除去効率が 99.9%以上確保できる pH 値

う素に対する除去効率が 99％以上確保可能な設計とする。フィルタ装置のスク水源を確保できる十分なタンク容量を有する設計とする。

を維持できる設計とする。フィルタ装置は，サプレッション・チェンバへの

ラビング水は，補給による水位の確保及びサプレッション・チェンバへの移送が移動式大容量ポンプ車は、格納容器内自然対流冷却として 3 号炉及び 4 号

排水及び薬液注入によるスクラバ水の pH 値の調整が可能な設計とする。フ

可能な設計とする。フィルタ装置の金属フィルタは，重大事故等時において，金炉で同時使用した場合に必要なポンプ流量を有するものを 1 セット 1 台使

ィルタ装置の金属フィルタは，想定される重大事故等時において，金属フィ属フィルタに流入するエアロゾル量に対して十分な容量を有する設計とする。よ用する。保有数は 3 号炉及び 4 号炉で 2 セット 2 台、故障時及び保守点検にルタに流入するエアロゾル量に対して十分な容量を有する設計とする。

う素除去部の銀ゼオライト吸着層は，想定される排気ガスの流量に対して有機よ

ポンプ流量を有する設計とする。

よる待機除外時のバックアップ用として 1 台の合計 3 台(3 号及び 4 号炉共用)を保管する。

備考

よう素フィルタの銀ゼオライト吸着層は，想定される排気ガスの流量に対して，有機よう素に対する除去効率が 98%以上となるために必要な排気ガス

設備の相違

う素に対する除去効率が 98％以上となるために必要な排気ガス滞留時間の確保が可能な吸着層の厚さ及び有効面積を有する設計とする。

滞留時間を確保できる吸着層の厚さ及び有効面積を有する設計とする。
ラプチャーディスクは，格納容器圧力逃がし装置の使用の妨げにならない
よう，原子炉格納容器からの排気圧力と比較して十分に低い圧力で破裂する

圧力開放板は，格納容器圧力逃がし装置の使用の妨げにならないよう，原子炉
格納容器からの排気圧力と比較して十分に低い圧力で破裂する設計とする。

設計とする。
格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱に使用する第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）は，炉心の著しい損傷時において設備の相違（具体的な設備にあげた設備について記載）

も，現場において，人力で第二弁又は第二弁バイパス弁の操作が可能なよう第二弁操作室を正圧化することにより操作員の放射線防護に必要な容量を有するもの
を 1 セット 19 本使用する。保有数は，1 セット 19 本に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時の予備として 5 本の合計 24 本を保管する。
格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱に使用する差圧計は，第二弁操作室と周囲の差圧の基準値を上回る範囲の測定が可能な設計と
する。

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基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

玄海原子力発電所 ３／４号炉
9.6.2.4 環境条件等

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応，その他適正化修正（前期）
水色ハッチ：その他適正化修正（後期）9.3.2.4 環境条件等

東海第二発電所
9.7.2.4 環境条件等

基本方針については、「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

格納容器スプレイポンプ、格納容器スプレイ冷却器、Ａ、Ｂ原子炉補機冷

代替循環冷却系の復水移送ポンプは廃棄物処理建屋内に設置し，想定され代替循環冷却系ポンプ，サプレッション・チェンバ及び残留熱除去系熱交換器

却水ポンプ、Ａ原子炉補機冷却水冷却器、原子炉補機冷却水サージタンク及び常設電動注入ポンプは、原子炉補助建屋内に設置し、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

る重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
復水移送ポンプの操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室
で可能な設計とする。

燃料取替用水タンクは、燃料取替用水タンク建屋内に設置し、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
Ａ、Ｂ格納容器再循環ユニットは、原子炉格納容器内に設置し、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
窒素ボンベ(原子炉補機冷却水サージタンク用)は、原子炉補助建屋内に保管及び設置し、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。操作は設置場所で可能な設計とする。
Ａ、Ｂ海水ポンプ及びＡ、Ｂ海水ストレーナは、屋外に設置し、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。Ａ、Ｂ海水ポンプの操作は中央制御室で可能な設計とする。
Ａ原子炉補機冷却水冷却器、Ａ、Ｂ海水ポンプ及びＡ、Ｂ海水ストレーナ
は、常時海水を通水するため耐腐食性材料を使用する設計とする。
復水タンクは、原子炉周辺建屋内に設置し、重大事故等時における環境条
件を考慮した設計とする。
格納容器スプレイポンプ、燃料取替用水タンク、格納容器スプレイ冷却器、Ａ、Ｂ格納容器再循環ユニット、常設電動注入ポンプ及び復水タンクは、淡水だけでなく海水も使用することから、海水影響を考慮した設計とする。
移動式大容量ポンプ車は、屋外に保管及び設置し、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。操作は設置場所で可能な設計とする.また、使用時に海水を通水するため、海水影響を考慮した設計とし、海から直接取水する際の異物の流入防止を考慮した設計とする。

記）

設計とする。また，代替循環冷却系ポンプの操作及び代替循環冷却系の系統構成

設備の相違（東二は系統構成もに必要な弁の操作は，重大事故等時において，中央制御室で可能な設計とする。

中央制御室で可能）
記載箇所の相違

低減のため，フラッシングが可能な設計とする。

制御室で可能な設計とする。常設電動注入ポンプの操作は中央制御室及び設置場所と異なる区画で可能な設計とする。

設備の相違（具体的な設備を明は，原子炉建屋原子炉棟内に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した

代替循環冷却系は，代替循環冷却系ポンプ運転後における配管等の周囲の線量格納容器スプレイポンプ及びＡ、Ｂ原子炉補機冷却水ポンプの操作は中央

備考

代替循環冷却系の残留熱除去系熱交換器は原子炉区域内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

残留熱除去系熱交換器は，使用時に海水を通水するため耐腐食性材料を使用す

記載方針の相違る。
系統構成は前述

代替循環冷却系の系統構成に必要な弁の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室若しくは離れた場所から遠隔で可能な設計又は設置場所で可能な設計とする。代替循環冷却系運転後における弁の操作は，配管等の周囲の線量を考慮して，中央制御室又は離れた場所から遠隔で可能な設計とする。
代替循環冷却系に使用する代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及設備の相違（東二の緊急用海水び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は屋外に保管及び設置し，想定され系は 5.10 最終ヒートシンクへる重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

熱を移送するための設備に記
載）

熱交換器ユニットの常設設備との接続及び操作は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。
代替原子炉補機冷却系の系統構成に必要な弁の操作は，想定される重大事（東二の緊急用海水系は常設

故等時において，中央制御室若しくは離れた場所から遠隔で可能な設計又は設備で中央制御室からの操作

設置場所で可能な設計とする。

が可能）

大容量送水車（熱交換器ユニット用）の熱交換器ユニットとの接続及び操作は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。
また，熱交換器ユニットの海水通水側及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，使用時に海水を通水するため，海水影響を考慮した設計とし，海から直接取水する際の異物の流入防止を考慮した設計とする。
記載箇所の相違（東二は前述）

代替循環冷却系運転後における配管等の周囲の線量低減のため，フラッシングが可能な設計とする。
格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置，よう素フィルタ及びラプチャー

格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置は，原子炉建屋近傍の格納容器圧力逃ディスクは，屋外に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考がし装置格納槽（地下埋設）に，第一弁（Ｓ／Ｃ側），第一弁（Ｄ／Ｗ側），第二

慮した設計とする。

弁，第二弁バイパス弁及び遠隔人力操作機構（操作部を除く）は，原子炉建屋原

設置場所の相違

子炉棟内に，遠隔人力操作機構（操作部），第二弁操作室遮蔽，第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）及び差圧計は，原子炉建屋付属棟内に，圧力開放
板は，原子炉建屋近傍の屋外に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

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玄海発電所／柏崎刈羽発電所／東海第二発電所
玄海原子力発電所 ３／４号炉

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応，その他適正化修正（前期）
水色ハッチ：その他適正化修正（後期）基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所
格納容器圧力逃がし装置の排出経路に設置される第一弁（Ｓ／Ｃ側），第一弁

備考
記載箇所の相違（Ｄ／Ｗ側），第二弁及び第二弁バイパス弁は，中央制御室から操作が可能な設計
格納容器圧力逃がし装置の排出経路に設置される隔離弁のうち原子炉建とする。また，これらの弁の遠隔人力操作機構の操作部を原子炉建屋原子炉棟外屋内に設置する弁の操作は，原子炉建屋内の原子炉区域外への遠隔手動弁操へ設け，必要に応じた遮蔽の設置並びに第二弁操作室遮蔽，第二弁操作室空気ボ

作設備の設置及び必要に応じた遮蔽材の設置により，想定される重大事故等

ンベユニット（空気ボンベ）及び差圧計を設置することにより重大事故等時にお時において，離れた場所から人力で容易かつ確実に手動操作が可能な設計といて，離れた場所から人力で容易かつ確実に手動操作が可能な設計とする。

設備の相違する。また，排出経路に設置される隔離弁のうち空気作動弁については，原設備の相違（東二にはＡＯ弁は子炉建屋内の原子炉区域外への遠隔空気駆動弁操作用ボンベの設置に加えない）

必要に応じて遮蔽材を設置し，離れた場所から遠隔空気駆動弁操作設備の配管を経由して高圧窒素ガスを供給することにより，容易かつ確実に操作が可
記載箇所の相違（東二は前述）

能な設計とする。また，排出経路に設置される隔離弁のうち電動弁について
は，中央制御室から操作が可能な設計とする。フィルタ装置，よう素フィル

格納容器圧力逃がし装置は，フィルタ装置の周囲及び必要に応じて配管の周囲

タの周囲及び必要に応じて配管等の周囲に遮蔽体を設けることで，屋外に設に遮蔽体を設けることで，格納容器圧力逃がし装置格納槽内で実施するスクラビ

置する弁の操作，スクラバ水の排水，給水操作等のフィルタ装置周辺での操

ング水の補給操作及びサプレッション・チェンバへの移送操作が可能な設計とす

作が可能な設計とする。

る。

設備の相違

具体的な設備にあげた設備に可搬型窒素供給装置は，屋外に保管し，重大事故等時における屋外の環境条件ついて記載を考慮した設計とする。
可搬型窒素供給装置は，設置場所で操作が可能な設計とする。

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玄海原子力発電所 ３／４号炉
9.6.2.5 操作性の確保
基本方針については、「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
格納容器スプレイポンプ、燃料取替用水タンク及び格納容器スプレイ冷

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応，その他適正化修正（前期）
水色ハッチ：その他適正化修正（後期）基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

9.3.2.5 操作性の確保
基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
代替循環冷却系は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成
から弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。

9.7.2.5 操作性の確保
基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
代替循環冷却系は，重大事故等時において，通常待機時の系統構成から弁操作等により速やかに切替えられる設計とする。

却器を使用した格納容器スプレイを行う系統は、重大事故等が発生した場

復水移送ポンプは，中央制御室の操作スイッチにより操作が可能な設計と合でも、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故

し，系統構成に必要な弁は，中央制御室若しくは離れた場所での操作スイッ等対処設備として使用する設計とする。格納容器スプレイポンプは、中央制チにより操作又は設置場所での手動操作が可能な設計とする。また，代替循る。また，代替循環冷却系の残留熱除去系ストレーナが閉塞した場合において御室の制御盤の操作スイッチでの操作が可能な設計とする。

環冷却系の運転中に残留熱除去系ストレーナが閉塞した場合においては，逆は，逆洗操作が可能な設計とする。

Ａ、Ｂ格納容器再循環ユニット、Ａ、Ｂ原子炉補機冷却水ポンプ、Ａ原子

備考

代替循環冷却系ポンプは，中央制御室のスイッチにより操作が可能な設計とす設備の相違（東二は新設）
東二は系統構成も中央制御室
で実施可能

洗操作が可能な設計とする。

炉補機冷却水冷却器、原子炉補機冷却水サージタンク、窒素ボンベ(原子炉

代替循環冷却系に使用する代替原子炉補機冷却系は，想定される重大事故

設備の相違（東二の緊急用海水

補機冷却水サージタンク用)、Ａ、Ｂ海水ポンプ及びＡ、Ｂ海水ストレーナ

等時において，通常時の系統構成から接続，弁操作等により速やかに切り替

系は 5.10 最終ヒートシンクへを使用したＡ、Ｂ格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却えられる設計とする。

熱を移送するための設備に記載）を行う系統は、重大事故等が発生した場合でも、通常時の系統から弁操作等

代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユにて速やかに切替えできる設計とする。Ａ、Ｂ原子炉補機冷却水ポンプ及びニット用）は，付属の操作スイッチにより，設置場所での操作が可能な設計

Ａ、Ｂ海水ポンプは、中央制御室の制御盤の操作スイッチでの操作が可能なとする。代替原子炉補機冷却系の系統構成に必要な弁の操作は，中央制御室（東二の緊急用海水系は常設設計とする。

若しくは離れた場所での操作スイッチによる操作又は設置場所での手動操設備で中央制御室からの操作

作が可能な設計とする。

が可能）

窒素ボンベ(原子炉補機冷却水サージタンク用)の出口配管と窒素ガス供給配管の接続は、簡便な接続規格による接続とし、確実に接続できる設計と熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，車両としする,また、3 号炉及び 4 号炉で同一規格の設計とする.窒素ボンベ(原子炉て屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設

補機冷却水サージタンク用)の取付継手は、3 号炉及び 4 号炉の窒素ボンベ

置場所にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。

(加圧器逃がし弁用、事故時試料採取設備弁用及びアニュラス空気浄化ファ

熱交換器ユニットを接続する接続口については，フランジ接続とし，一般

ン弁用)と同一形状とし、一般的に使用される工具を用いて確実に接続でき的に使用される工具を用いて，ホースを確実に接続することができる設計とるとともに、必要により窒素ボンベの交換が可能な設計とする。

する。また，6 号及び 7 号炉が相互に使用することができるよう，接続口の常設電動注入ポンプ、燃料取替用水タンク及び復水タンクを使用した代
替格納容器スプレイを行う系統は、重大事故等が発生した場合でも、通常時の系統から弁操作等にて速やかに切替えできる設計とする。切替えに伴うディスタンスピースの取替作業については、一般的に使用される工具を用いて確実に取替えが可能な設計とする,常設電動注入ポンプは、中央制御室の制御盤の操作スイッチでの操作及び現場の操作スイッチによる操作が可

口径を統一する設計とする。
大容量送水車（熱交換器ユニット用）と熱交換器ユニットとの接続は，簡便な接続とし，結合金具を用いてホースを確実に接続できる設計とする。
格納容器圧力逃がし装置は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。
格納容器圧力逃がし装置使用時の排出経路に設置される隔離弁には，炉心格納容器圧力逃がし装置は，重大事故等時において，通常待機時の系統構成か
ら弁操作等により速やかに切替えられる設計とする。

設備名称の相違の著しい損傷が発生した場合において，現場において人力で弁の操作ができ

格納容器圧力逃がし装置使用時の排出経路に設置される第一弁（Ｓ／Ｃ側），第記載箇所の相違

Ａ、Ｂ格納容器再循環ユニット、移動式大容量ポンプ車、Ａ、Ｂ海水スト

るよう，遠隔手動弁操作設備を設置するとともに，操作場所は原子炉建屋内

一弁（Ｄ／Ｗ側），第二弁及び第二弁バイパス弁は，中央制御室のスイッチで操作

記載表現の相違

レーナ及びＡ原子炉補機冷却水冷却器を使用した、移動式大容量ポンプ車の原子炉区域外とし，必要に応じて遮蔽材を設置することで，容易かつ確実が可能な設計とし，また，駆動源喪失時であっても人力により容易かつ確実に開操作場所は後述を用いたＡ、Ｂ格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却をに人力による操作が可能な設計とする。また，排出経路に設置される隔離弁

閉操作が可能な遠隔人力操作機構を有する設計とする。

設備の相違（東二にはＡＯ弁は行う系統は、重大事故等が発生した場合でも、通常時の系統から弁操作等にのうち，空気作動弁については，遠隔空気駆動弁操作用ボンベ及び遠隔空気て速やかに切替えできる設計とする。切替えに伴うディスタンスピースの駆動弁操作設備を設置するとともに，操作場所を原子炉建屋内の原子炉区域取替作業については、一般的に使用される工具を用いて確実に取替えが可外とし，必要に応じて遮蔽材を設置することで，容易かつ確実に操作が可能

能な設計とする。

な設計とする。また，排出経路に設置される隔離弁のうち電動弁については，能な設計とする。

ない）

記載箇所の相違（東二は前述）

中央制御室の操作スイッチにより操作が可能な設計とする。

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玄海原子力発電所 ３／４号炉

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応，その他適正化修正（前期）
水色ハッチ：その他適正化修正（後期）基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

記載位置の相違

移動式大容量ポンプ車は、車両として移動可能な設計とするとともに、車輪止めを積載し、設置場所にて固定できる設計とする。

遠隔人力操作機構の操作場所は，炉心の著しい損傷時においても操作が可能な

移動式大容量ポンプ車とＡ、Ｂ海水ストレーナブロー配管及び海水母管

ように，原子炉建屋原子炉棟外とする。また，第二弁及び第二弁バイパス弁の操戻り配管側フランジとの接続口についてはフランジ接続とし、嵌合構造に作を行う第二弁操作室は，必要な要員を収容可能な遮蔽に囲まれた空間とし，第より可搬型ホースを確実に接続できる設計とする。接続口は、3 号炉及び 4二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）にて正圧化することにより外気の号炉とも同一形状の設計とする。Ａ、Ｂ海水ストレーナブロー配管及び海水流入を一定時間遮断することで，格納容器圧力逃がし装置を使用する際のプルー

母管戻り配管側フランジは、一般的に使用される工具を用いて確実に取替ムの影響による操作員の被ばくを低減する設計とする。

えが可能な設計とする。移動式大容量ポンプ車は、付属の操作スイッチにより現場での操作が可能な設計とする。

備考
具体的な設備にあげた設備について記載

可搬型窒素供給装置は，車両として屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて車両転倒防止装置又は車載の輪止めにより固定が可能な設計とする。
可搬型窒素供給装置と接続口との接続は，一般的に使用される工具を用いて接続可能なフランジ接続とする。ホースの接続については，接続方式及びホース口径の統一により確実に接続が可能な設計とする。
可搬型窒素供給装置は，装置付属のスイッチにより設置場所での操作が可能な設計とする。

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基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

玄海原子力発電所 ３／４号炉
9.6.3 主要設備及び仕様
原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備の主要設備及び仕様を
第 9.6.1 表及び第 9.6.2 表に示す。

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応，その他適正化修正（前期）
水色ハッチ：その他適正化修正（後期）

東海第二発電所

備考

9.3.3 主要設備及び仕様
原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備の主要機器仕様を第 9.3−1 表に示す。

9.7.3 主要設備及び仕様
原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備の主要設備及び仕様を第 9.7−1 表に示す。

9.6.4 試験検査
基本方針については、「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
格納容器スプレイに使用する格納容器スプレイポンプ、燃料取替用水タンク及び格納容器スプレイ冷却器は、他系統と独立した試験系統により機9.3.4 試験検査
基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
代替循環冷却系は，発電用原子炉の運転中又は停止中に弁の開閉動作の確基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

認が可能な設計とする。また，復水移送ポンプ及び残留熱除去系熱交換器は，代替循環冷却系は，原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び弁の開閉動作

発電用原子炉の停止中に分解及び外観の確認が可能な設計とする。

能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
格納容器スプレイポンプは、分解が可能な設計とする。

9.7.4 試験検査

代替循環冷却系に使用する代替原子炉補機冷却系は，発電用原子炉の運転設備の相違（東二は新設）の確認が可能な設計とする。また，代替循環冷却系ポンプは，原子炉の停止中に

記載内容の相違（熱交は「開放」

分解及び外観の確認が可能な設計とする。残留熱除去系熱交換器は，原子炉の停と記載）

止中に開放及び外観の確認が可能な設計とする。

設備の相違（東二の緊急用海水燃料取替用水タンクは、ほう素濃度及び有効水量が確認できる設計とす

中又は停止中に機能・性能及び漏えいの有無の確認並びに弁の開閉動作の確系は 5.10 最終ヒートシンクへる。また、内部の確認が可能なように、マンホールを設ける設計とする。

認が可能な設計とする。また，代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニットの熱を移送するための設備に記

格納容器スプレイ冷却器は、内部の確認が可能なように、フランジを設け代替原子炉補機冷却水ポンプ及び熱交換器は，発電用原子炉の運転中又は停載）る設計とする。また、伝熱管の非破壊検査が可能なように、試験装置を設置

止中に分解又は取替えが可能な設計とする。代替原子炉補機冷却系の大容量できる設計とする。

送水車（熱交換器ユニット用）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に独立（東二の緊急用海水系は常設

して機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とするとともに，分解設備で中央制御室からの操作又は取替えが可能な設計とする。

が可能）

Ａ、Ｂ格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却に使用するＡ、Ｂ格納容器再循環ユニット、Ａ、Ｂ原子炉補機冷却水ポンプ、Ａ原子
炉補機冷却水冷却器、原子炉補機冷却水サージタンク、Ａ、Ｂ海水ポンプ及びＡ、Ｂ海水ストレーナは、他系統と独立した試験系統又は通常時の系統構成により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
Ａ、Ｂ格納容器再循環ユニットは、内部の確認が可能なように点検口を設ける設計とする。
Ａ、Ｂ原子炉補機冷却水ポンプ及びＡ、Ｂ海水ポンプは、分解が可能な設計とする。
Ａ原子炉補機冷却水冷却器及び原子炉補機冷却水サージタンクは、内部

また，熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，車両としての運転状態の確認及び外観の確認が可能な設計とする。
格納容器逃がし装置は，発電用原子炉の停止中に排出経路の隔離弁の開閉動作及び漏えいの確認が可能な設計とする。
格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置は，発電用原子炉の停止中に内部

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱に使用するフ

原子炉の停止中に内部構造物の外観の確認及び内部に設置されている銀ゼィルタ装置は，原子炉の停止中に内部構造物の外観の確認が可能なようにマンホ

オライト試験片を用いた性能の確認が可能な設計とする。

ールを設ける設計とする。また，よう素除去部は，内部に設置されている銀ゼオ
ライト試験片を用いた性能の確認が可能な設計とする。
格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱に使用する

Ａ原子炉補機冷却水冷却器は、伝熱管の非破壊検査が可能なように、試験Ａ、Ｂ格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却に使用す

ラプチャーディスクは，発電用原子炉の停止中に取替えが可能な設計とする。

炉の停止中に分解が可能な設計とする。

記載内容の相違（具体的に記載）

具体的な設備にあげた設備について記載

記載内容の相違（用途を明記）

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱に使用する
圧力開放板は，原子炉の停止中に取替えが可能な設計とする。

る窒素ボンベ(原子炉補機冷却水サージタンク用)は、原子炉補機冷却水サ

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱に使用する

ージタンク加圧ラインへ窒素供給することにより機能・性能及び漏えいの第二弁操作室ボンベユニット（空気ボンベ）及び差圧計は，原子炉の運転中又は有無の確認が可能な設計とする。窒素ボンベ(原子炉補機冷却水サージタン

停止中に外観の確認が可能な設計とする。また，第二弁操作室ボンベユニット（空ク用)は規定圧力及び外観の確認が可能な設計とする。

気ボンベ）及び差圧計は，原子炉の停止中に機能・性能の確認が可能な設計とす

代替格納容器スプレイに使用する常設電動注入ポンプ、燃料取替用水タ

記載内容の相違（用途を明記）

第一弁（Ｓ／Ｃ側），第一弁（Ｄ／Ｗ側），第二弁及び第二弁バイパス弁は，原子装置を設置できる設計とする。

認が可能なように、ボンネットを取り外すことができる設計とする。

び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。

構造物の外観の確認が可能な設計とする。また，よう素フィルタは，発電用の確認が可能なように、マンホールを設ける設計とする。

Ａ、Ｂ海水ストレーナは、差圧確認が可能な設計とする。また、内部の確

格納容器圧力逃がし装置は，原子炉の停止中に排出経路の隔離弁の開閉動作及具体的な設備にあげた設備に
ついて記載

る。

ンク及び復水タンクは、他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏16／29

玄海発電所／柏崎刈羽発電所／東海第二発電所
玄海原子力発電所 ３／４号炉

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応，その他適正化修正（前期）
水色ハッチ：その他適正化修正（後期）基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

えいの有無の確認が可能な設計とする。また、試験系統に含まれない系統に格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱に使用する

ついては、悪影響防止のため、放射性物質を含む系統と、含まない系統とを

可搬型窒素供給装置は，原子炉の運転中又は停止中に他系統と独立した試験系統

個別に通水及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。

により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。

常設電動注入ポンプは、分解が可能な設計とする。
復水タンクは、内部の確認が可能なように、マンホールを設ける設計とする。
移動式大容量ポンプ車を用いたＡ、Ｂ格納容器再循環ユニットによる格

備考
具体的な設備にあげた設備について記載

窒素供給装置は，原子炉の運転中又は停止中にポンプの分解又は取替が可能な設計とする。
窒素供給装置は，原子炉の運転中又は停止中に車両として走行確認及び外観の確認が可能な設計とする。

納容器内自然対流冷却に使用するＡ、Ｂ格納容器再循環ユニット、移動式大容量ポンプ車、Ａ、Ｂ海水ストレーナ及びＡ原子炉補機冷却水冷却器は、他系統と独立した試験系統又は通常時の系統構成により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。また、試験系統に含まれない系統については、悪影響防止のため、海水を含む原子炉補機冷却海水系統と海水を含まない原子炉補機冷却水系統とを個別に通水及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
移動式大容量ポンプ車は、ポンプの分解又は取替が可能な設計とする。また、車両として運転状態の確認及び外観の確認が可能な設計とする。

17／29

玄海発電所／柏崎刈羽発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応，その他適正化修正（前期）
水色ハッチ：その他適正化修正（後期）基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

第 9.6.1 表 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備(常設)の設備仕様

第 9.3−1 表 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備の主要機器

第 9.7−1 表 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備（常設）の設備

仕様(1) 格納容器スプレイポンプ

備考

仕様

兼用する設備は以下のとおり。
・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(1) 代替循環冷却系(1) 代替循環冷却系

a. 復水移送ポンプ

・原子炉格納容器スプレイ設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

設備の相違（東二の代替循環冷

ａ．代替循環冷却系ポンプ

第 5.6−1 表 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を兼用する設備は以下のとおり。

冷却するための設備の主要機器仕様に記載する。

・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

b. 残留熱除去系熱交換器兼用する設備は以下のとおり。

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

・火災防護設備

・残留熱除去系

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

式

うず巻式

台

数

2

容

量

基

伝熱容量
３

約 1,200m /h(1 台当たり)

最高使用圧力2.7MPa[gage]

最高使用温度150℃

揚約 175m程本 体 材 料数

ステンレス鋼(2) 燃料取替用水タンク
兼用する設備は以下のとおり。

1

型

式

ターボ形

約 8.1MW台

数

1（予備 1）

容量

約 250m３／h

程約 120mc. 熱交換器ユニット（6 号及び 7 号炉共用）
第 5.10−1 表 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の主要機器仕様に記載する。
d. 大容量送水車（熱交換器ユニット用）（6 号及び 7 号炉共用）
第 5.10−1 表 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の主要機器仕様に記載する。

全揚最高使用圧力3.45MPa［gage］

最高使用温度

80℃

本

体

材

料

炭素鋼

ｂ．残留熱除去系熱交換器兼用する設備は以下のとおり。

・高圧注入系

・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・低圧注入系の設備

・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

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

・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

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備

型

式

縦型Ｕチューブ式

・原子炉格納容器スプレイ設備

基

数

2

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

伝熱 容 量・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

約 19.4×10３kW／（1 基当たり）（原子炉停止時冷却モード）

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
最高使用圧力・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

管側

3.45MPa［gage］

・火災防護設備

胴側

3.45MPa［gage］

最高使用温度型

式

たて置円筒型

基

数

1

管

側

249℃

容

量

約 2,100m :s

胴

側

249℃

材

料

最高使用圧力大気圧

最高使用温度

95℃

管

側

白銅管

ほう素濃度

3,100ppm 以上

胴

側

炭素鋼

材

ステンレス鋼

料

く新設）

の設備

・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

型

却系ポンプは既設流用ではな

ｃ．緊急用海水ポンプ

18／29

玄海発電所／柏崎刈羽発電所／東海第二発電所
玄海原子力発電所 ３／４号炉
設 置 高 さEL.0.0m

距

約 70m(3 号炉心より)離

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応，その他適正化修正（前期）
水色ハッチ：その他適正化修正（後期）基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所
設備の相違兼用する設備は以下のとおり。
・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(3) 格納容器スプレイ冷却器の設備兼用する設備は以下のとおり.

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

・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

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

・原子炉格納容器スプレイ設備

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

型

式

ターボ形

・原了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（予備 1）

・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

容量

約 844m３／h

・火災防護設備

全程

約 130m

揚型

式

横置 U 字管式

最高使用圧力2.45MPa［gage］

基

数

2

最高使用温度38℃

伝 熱 容 量

約 23.6MW(1 基当たり)

本

体

材

料

ステンレス鋼ｄ．緊急用海水系ストレーナ

最高使用圧力管

側2.7MPa [gage]

胴側1.4MPa [gage]

兼用する設備は以下のとおり。
・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

最高使用温度管

側150℃・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

胴

側

95℃

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

材

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

料

管

側

ステンレス鋼・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備

胴

側

炭素鋼

型

式

バスケット形ダブルストレーナ

基

数

1

(4) 格納容器再循環ユニット
兼用する設備は以下のとおり。

最高使用圧力2.45MPa［gage］

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

最高使用温度38℃

・格納容器換気空調設備

本・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

体

材

料

ステンレス鋼ｅ．サプレッション・チェンバ
兼用する設備は以下のとおり。

型式

原子炉補機冷却水冷却コイル内蔵型

・原子炉格納施設

基

数

2(格納容器内自然対流冷却時はＡ、Ｂ号機のみ使・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用)
伝 熱 容 量

約 13.OMW(1 基当たり)

側

約 175℃側(5) 原子炉補機冷却水ポンプ

・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・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

最高使用圧力
管

めの設備

めの設備

最高使用温度管

備考

1.4MPa [gage]

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

19／29

玄海発電所／柏崎刈羽発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応，その他適正化修正（前期）
水色ハッチ：その他適正化修正（後期）基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】
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玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

兼用する設備は以下のとおり.

・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

・原子炉補機冷却水設備

基

数

1

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

容量

約 3,400m３（サプレッション・チェンバ・プール水量を示す。）

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
型

式

うず巻式

最高使用圧力310kPa［gage］

台

数

2(格納容器内自然対流冷却時はＡ、Ｂ号機のみ使最高使用温度

104℃

用)

材

炭素鋼

容

量

約 1,700m３/h(1 台当たり)

揚

程

約 55m

料

(2) 格納容器圧力逃がし装置(2) 格納容器圧力逃がし装置兼用する設備は以下のとおり。

最高使用圧力1.4MPa[gage]

兼用する設備は以下のとおり。

最高使用温度

95℃

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

約 175℃(重大事故等時における使用時の値)

・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

本 体 材 料

炭素鋼

(6) 原子炉補機冷却水冷却器

個

数

1

系統設計流量

約 31.6kg/s

・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

放射性物質除去効率

99.9%以上（粒子状放射性物質及び無機よう・原子炉補機冷却水設備

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原了炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

材

スクラバ水

98％以上（よう素除去部）

金属フィルタステンレス鋼基個

数

2

最高使用温度

200℃

材

ステンレス鋼数

1(格納容器内自然対流冷却時はＡ号機のみ使

放射性物質除去効率98%以上（有機よう素に対して）用)材

銀ゼオライト約 19.2MW

最高使用温度c. ラプチャーディスク
個

管

側

50℃

胴

側

95℃
約 175℃(重大事故等時における使用時の値)

数

設定破裂圧力1
0.62MPa［gage］

基

料

数

最高使用圧力b. よう素フィルタ

約 15.8kg/s（1 基あたりの設計流量）

料

ｂ．第一弁（Ｓ／Ｃ側）
型

式

電気作動

個

数

1

2

最高使用圧力

0.62MPa［gage］

約 100kPa[gage]

最高使用温度

200℃

材

ステンレス鋼料

ｃ．第一弁（Ｄ／Ｗ側）
型

式

電気作動

0.7MPa[gage]

個

数

1

約 1.25MPa[gage](重大事故等時における使用

最高使用圧力

0.62MPa［gage］

時の値)

最高使用温度

200℃

1.4MPa [gage]

材

料

ステンレス鋼

最高使用圧力料

フィルタ）

有 機 よ う 素系統設計流量材

99.9％以上（スクラビング水及び金属

水酸化ナトリウム水溶液（pH′以上）

横置直管式

側

エ ア ロ ゾ ル

99％以上（スクラビング水）

式

胴

放射性物質除去性能

無 機 よ う 素

料型

側ａ．フィルタ装置

素に対して）

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

管

設備の相違

・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備

a. フィルタ装置

兼用する設備は以下のとおり。

伝 熱 容 量

備考

ｄ．第二弁

管

側

アルミブラス

型

式

電気作動

胴

側

炭素鋼

個

数

1

20／29

玄海発電所／柏崎刈羽発電所／東海第二発電所
玄海原子力発電所 ３／４号炉

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応，その他適正化修正（前期）
水色ハッチ：その他適正化修正（後期）基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】
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東海第二発電所

備考(7) 原子炉補機冷却水サージタンク

最高使用圧力

0.62MPa［gage］

兼用する設備は以下のとおり。

最高使用温度

200℃

設備の相違

・原子炉補機冷却水設備材

ステンレス鋼（具体的な設備にあげた設備

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

料

ｅ．第二弁バイパス弁について記載）

型

式

電気作動

数

1

型

式

横置円筒型

個

基

数

1

最高使用圧力

0.62MPa［gage］

容量

約 81 個最高使用温度

200℃

材

ステンレス鋼

３

通常水容量

約 4m

最高使用圧力

0.34MPa[gage]

最高使用温度

95℃

材

本 体 材 料

炭素鋼

遮料

ｆ．第二弁操作室遮蔽蔽料

鉄筋コンクリート厚1,200mm 以上（フィルタ装置上流配管が敷設される側の遮蔽）(8) 海水ポンプ

400mm 以上（上記以外の遮蔽）兼用する設備は以下のとおり。
ｇ．差圧計

・原子炉補機冷却海水設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

個

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

測

数
定

範

1
囲

0Pa〜60Pa［gage］

ｈ．遠隔人力操作機構

型

式

斜流式

台

数

2(格納容器内自然対流冷却時はＡ、Ｂ号機のみ

個

数

4

ｉ．圧力開放板

使用)
3

容

量

約 2,600m /h(1 台当たり)型

式

引張型ラプチャーディスク

揚

程

約 49m

個

数

1

ステンレス鋼

設定破裂圧力

0.08MPa［gage］

材

ステンレス鋼本 体 材 料(9) 海水ストレーナ

料兼用する設備は以下のとおり。
・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
・原子炉補機冷却海水設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
型式

たて置円筒型基

数

2 (格納容器内自然対流冷却時はＡ、Ｂ号機のみ使用)

最高使用圧力0.7MPa[gage]
約 1.25MPa[gage](重大事故等時における使用
時の値)

21／29

玄海発電所／柏崎刈羽発電所／東海第二発電所
玄海原子力発電所 ３／４号炉
最高使用温度50℃

本 体 材 料

炭素鋼

基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応，その他適正化修正（前期）
水色ハッチ：その他適正化修正（後期）

東海第二発電所

備考(10) 常設電動注入ポンプ
兼用する設備は以下のとおり。
・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
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備
型

式

うず巻式

台

数

1

容

量

約 150m３/h

揚程

約 150m

本 体 材 料ステンレス鋼(11) 復水タンク兼用する設備は以下のとおり。
・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

設備の相違

・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
・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
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・2 次系補給水設備
・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
型式

たて置円筒型

基

数

1

容

量

約 1,200m3

本 体 材 料

炭素鋼

設 置 高 さEL.+11.3m

距

約 40m(3 号炉心より)

離

22／29

玄海発電所／柏崎刈羽発電所／東海第二発電所
玄海原子力発電所 ３／４号炉

基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応，その他適正化修正（前期）
水色ハッチ：その他適正化修正（後期）

東海第二発電所

備考

第 9.6.2 表 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備(可搬型)の設備仕様(1) 窒素ボンベ(原子炉補機冷却水サージタンク用)兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
種

類

鋼製容器

個

数

6(予備 1)

容量

約 20.le(1 個当たり)最高使用圧力14.7MPa[gage]

供 給 圧 力

0.34MPa[gage](減圧後圧力)(2) 移動式大容量ポンプ車(3 号及び 4 号炉共用)兼用する設備は以下のとおり。
・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
・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
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

設備の相違

・原了炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備
・発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
型

式

うず巻式

台

数

4*1

容

量

約 1,320m３/h(1 台当たり)

揚程

約 140m*1 保有台数を示す。必要台数は 2 台(予備1 台)とする。

23／29

玄海発電所／柏崎刈羽発電所／東海第二発電所
玄海原子力発電所 ３／４号炉

基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応，その他適正化修正（前期）
水色ハッチ：その他適正化修正（後期）

東海第二発電所

備考

設備の相違

24／29

玄海発電所／柏崎刈羽発電所／東海第二発電所
玄海原子力発電所 ３／４号炉

基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応，その他適正化修正（前期）
水色ハッチ：その他適正化修正（後期）

東海第二発電所

備考

設備の相違

25／29

玄海発電所／柏崎刈羽発電所／東海第二発電所
玄海原子力発電所 ３／４号炉

基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応，その他適正化修正（前期）
水色ハッチ：その他適正化修正（後期）

東海第二発電所

備考

設備の相違（東二の緊急用海水系は 5.10 最終ヒートシンクへ熱を移送するための設備に記
載）

26／29

玄海発電所／柏崎刈羽発電所／東海第二発電所
玄海原子力発電所 ３／４号炉

基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応，その他適正化修正（前期）
水色ハッチ：その他適正化修正（後期）

東海第二発電所

備考

設備の相違（東二の緊急用海水系は 5.10 最終ヒートシンクへ熱を移送するための設備に記
載）

27／29

玄海発電所／柏崎刈羽発電所／東海第二発電所
玄海原子力発電所 ３／４号炉

基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応，その他適正化修正（前期）
水色ハッチ：その他適正化修正（後期）

東海第二発電所

備考

設備の相違

28／29

玄海発電所／柏崎刈羽発電所／東海第二発電所
玄海原子力発電所 ３／４号炉

基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応，その他適正化修正（前期）
水色ハッチ：その他適正化修正（後期）

東海第二発電所

備考

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