東海第二発電所 工事計画審査資料

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資料番号

工認-528 改 2

提出年月日2018 年 9 月 14 日

日本原子力発電株式会社
東海第二発電所

工事計画審査資料

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槽冷却浄化設備（代替燃料プール注水系）（添付書類）

Ⅴ-1 説明書
Ⅴ-1-1 各発電用原子炉施設に共通の説明書
Ⅴ-1-1-4 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書
Ｖ-1-1-4-2 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設）
Ⅴ-1-1-4-2-8

設定根拠に関する説明書（代替燃料プール注水系 主配管（常設））

Ⅴ-1-1-4-2-9 設定根拠に関する説明書（代替燃料プール注水系 主配管（可搬型））
Ⅴ-6 図面3

核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設
3.2 使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備
・核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設 使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備に係る機器の配置を明示した図面（1／5）
【第 3-2-1 図】
・核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設 使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備に係る機器の配置を明示した図面（2／5）
【第 3-2-2 図】
・核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設 使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備に係る機器の配置を明示した図面（4／5）
【第 3-2-4 図】
・核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設 使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備に係る機器の配置を明示した図面（5／5）
【第 3-2-5 図】
3.2.2 代替燃料プール注水系
・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槽冷却浄化設備（代替燃料プール注水系）に係る主配管の配置を明示した図面（1／8）
【第 3-2-2-1 図】
・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槽冷却浄化設備（代替燃料プール注水系）に係る主配管の配置を明示した図面（2／8）
【第 3-2-2-2 図】
・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槽冷却浄化設備（代替燃料プール注水系）に係る主配管の配置を明示した図面（3／8）
【第 3-2-2-3 図】
・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槽冷却浄化設備（代替燃料プール注水系）に係る主配管の配置を明示した図面（4／8）
【第 3-2-2-4 図】

1

・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槽冷却浄化設備（代替燃料プール注水系）に係る主配管の配置を明示した図面（5／8）
【第 3-2-2-5 図】
・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槽冷却浄化設備（代替燃料プール注水系）に係る主配管の配置を明示した図面（6／8）
【第 3-2-2-6 図】
・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槽冷却浄化設備（代替燃料プール注水系）に係る主配管の配置を明示した図面（7／8）
【第 3-2-2-7 図】
・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槽冷却浄化設備（代替燃料プール注水系）に係る主配管の配置を明示した図面（8／8）
【第 3-2-2-8 図】
・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槽冷却浄化設備（代替燃料プール注水系）の系統図（1／6）（設計基準対象施設）【第 3-2-2-9 図】
・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槽冷却浄化設備（代替燃料プール注水系）の系統図（2／6）（重大事故等対処設備）【第 3-2-2-10 図】
・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槽冷却浄化設備（代替燃料プール注水系）の系統図（3／6）（設計基準対象施設）【第 3-2-2-11 図】
・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槽冷却浄化設備（代替燃料プール注水系）の系統図（4／6）（重大事故等対処設備）【第 3-2-2-12 図】
・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槽冷却浄化設備（代替燃料プール注水系）の系統図（5／6）（設計基準対象施設）【第 3-2-2-13 図】
・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槽冷却浄化設備（代替燃料プール注水系）の系統図（6／6）（重大事故等対処設備）【第 3-2-2-14 図】

2

Ⅴ-1-1-4-2-8 設定根拠に関する説明書

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-2-8 R2（代替燃料プール注水系 主配管（常設））3代替燃料プ−ル注水系及び低圧代替注水系配管分岐点〜

名称

使用済燃料プール注水口B及び代替燃料プール注水系
スプレイヘッダ分岐点
最 高 使 用 圧 力

MPa

1.0，3.14

最 高 使 用 温 度℃

66

外mm

89.1，114.3，216.3

径【設定根拠】（概要）
本配管は，代替燃料プ−ル注水系及び低圧代替注水系配管分岐点から使用済燃料プール注水口 B 及び代替燃料プール注水系スプレイヘッダ分岐点までを接続する配管であり，重大事故等対処設備として常設低圧代替注水系ポンプ，可搬型代替注水大型ポンプ又は可搬型代替注水中型ポンプにより淡水又は海水を使用済燃料プールへ注水又はスプレイするために設置する。

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-2-8 R2

1.

最高使用圧力の設定根拠
1.1 最高使用圧力

1.0 MPa

本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，噴霧量及び飛散性を考慮し 0.4 MPa に調整して使用することから，それを上回る 1.0 MPa とする。

1.2 最高使用圧力 3.14 MPa
本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，重大事故等時における常設低圧代替注水系ポンプの使用圧力と同じ 3.14 MPa とする。
2.

最高使用温度の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時における常設低圧代替注水系ポンプの使用温度と同じ 66 ℃とする。

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，水源から淡水又は海水を供給するため，エロージョン，圧力損失・施工性等を考慮し，先行プラントの配管実績に基づいた標準流速を目安に選定し，89.1 mm，114.3 mm，216.3 mm とする。
外径Ａ（㎜）

厚さＢ（㎜）

呼び径（A）

流路面積Ｃ（m ）

89.1

5.5

800.00479

114.36.0

1000.00822

216.38.2

2000.03138

流量Ｄ（m /h）

流速＊Ｅ（m/s）

標準流速（m/s）

14注記 ＊：流速及びその他のパラメータとの関係は以下のとおりとする。
Ｃ p・

１Ｅ

Ｄ２・

Ａ−２・Ｂ

2

１０００

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-2-8 R2

３６００・Ｃ

25代替燃料プール注水系スプレイヘッダ分岐点
名称〜
スプレイヘッダ

最 高 使 用 圧 力

MPa

1.0

最 高 使 用 温 度℃

66

外mm

89.1径

【設定根拠】（概要）
本配管は，代替燃料プール注水系スプレイヘッダ分岐点とスプレイヘッダを接続する配管であり，重大事故等対処設備として常設低圧代替注水系ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより淡水又は海水を使用済燃料プールへスプレイするために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，噴霧量及び飛散性を考慮し 0.4 MPa

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-2-8 R2に調整して使用することから，それを上回る 1.0 MPa とする。
2.

最高使用温度の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時における常設低圧代替注水系ポンプの使用温度と同じ 66 ℃とする。

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，水源から淡水又は海水を供給するため，エロージョン，圧力損失・施工性等を考慮し，先行プラントの配管実績に基づいた標準流速を目安に選定し，89.1 mm とする。
外径
厚さ
呼び径
Ａ
Ｂ
（㎜）
（㎜）
（A）
89.15.580

流路面積Ｃ（m ）流量Ｄ（m /h）

流速＊Ｅ（m/s）

標準流速（m/s）

0.00479

注記 ＊：流速及びその他のパラメータとの関係は以下のとおりとする。
Ｃ p・１Ｅ

Ｄ

２・Ａ−２・Ｂ

2

１０００

３６００・Ｃ36

名称スプレイヘッダ

最 高 使 用 圧 力MPa

1.0

最 高 使 用 温 度℃

66

外mm

89.1，139.8

径【設定根拠】（概要）
本配管は，使用済燃料プール周囲にスプレイノズルを設置するための配管であり，重大事故等対処設備として常設低圧代替注水系ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより淡水又は海水を使用済燃料プールへスプレイするために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-2-8 R2本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，噴霧量及び飛散性を考慮し 0.4 MPaに調整して使用することから，それを上回る 1.0 MPa とする。
2.

最高使用温度の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時における常設低圧代替注水系ポンプの使用温度と同じ 66 ℃とする。

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，水源から淡水又は海水を供給するため，エロージョン，圧力損失・施工性等を考慮し，先行プラントの配管実績に基づいた標準流速を目安に選定し，89.1 mm，139.8 mm とする。
外径
厚さ
呼び径
流路面積
ＡＢ
Ｃ
（㎜）
（㎜）
（A）
（m ）
89.1

5.5

800.00479

139.86.6

1250.01259

流量Ｄ（m /h）

流速＊Ｅ（m/s）

標準流速（m/s）

注記 ＊：流速及びその他のパラメータとの関係は以下のとおりとする。
Ｃ p・１ＥＤ２・

Ａ−２・Ｂ

2１０００

３６００・Ｃ47低圧代替注水系低圧炉心スプレイ系配管分岐点
名称〜
代替格納容器スプレイ冷却系配管 A 系分岐点

最 高 使 用 圧 力

MPa

1.40

最 高 使 用 温 度℃

66

外mm

216.3

径

【設定根拠】（概要）
本配管は，低圧代替注水系低圧炉心スプレイ系配管分岐点と代替格納容器スプレイ冷却系配管 A 系分岐点を接続する配管であり，重大事故等対処設備として可搬型代替注水大型ポンプ又は可搬型代替注水中型ポンプにより淡水又は海水を使用済燃料プ−ルへ注水又はスプレイ，原子炉格納容器内へスプレイ又はペデスタル（ドライウェル部）へ注水するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-2-8 R2本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，重大事故等時における可搬型代替注水大型ポンプの使用圧力と同じ 1.40 MPa とする。
2.

最高使用温度の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時における代替淡水貯槽の使用温度と同じ 66 ℃とする。

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，水源から淡水又は海水を供給するため，エロージョン，圧力損失・施工性等を考慮し，先行プラントの配管実績に基づいた標準流速を目安に選定し，216.3 mm とする。
呼び径
外径
厚さＡＢ
（㎜）
（㎜）
（A）
216.38.2200

流路面積Ｃ（m ）流量Ｄ（m /h）

流速＊Ｅ（m/s）

標準流速（m/s）

0.03138

注記 ＊：流速及びその他のパラメータとの関係は以下のとおりとする。
Ｃ p・１Ｅ

Ｄ２・

Ａ−２・Ｂ

2

１０００

３６００・Ｃ

58代替格納容器スプレイ冷却系配管A系分岐点
名称〜
代替燃料プール注水系及び格納容器下部注水系配管分岐点

最 高 使 用 圧 力

MPa1.40

最 高 使 用 温 度℃66

外mm

216.3径【設定根拠】（概要）
本配管は，代替格納容器スプレイ冷却系配管 A 系分岐点と代替燃料プール注水系及び格納容器下部注水系配管分岐点を接続する配管であり，重大事故等対処設備として可搬型代替注水大型ポンプ又は可搬型代替注水中型ポンプにより淡水又は海水を使用済燃料プ−ルへ注水又はスプレイ並びにペデスタル（ドライウェル部）へ注水するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-2-8 R2本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，重大事故等時における可搬型代替注水大型ポンプ及び可搬型代替注水中型ポンプの使用圧力と同じ 1.40 MPa とする。
2.

最高使用温度の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時における代替淡水貯槽の使用温度と同じ 66 ℃とする。

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，水源から淡水又は海水を供給するため，エロージョン，圧力損失・施工性等を考慮し，先行プラントの配管実績に基づいた標準流速を目安に選定し，216.3 mm とする。
呼び径
外径
厚さＡＢ（㎜）
（㎜）
（A）
216.3

8.2200流路面積Ｃ（m ）流量Ｄ（m /h）

流速＊Ｅ（m/s）

標準流速（m/s）

0.03138

注記 ＊：流速及びその他のパラメータとの関係は以下のとおりとする。
Ｃ p・

１Ｅ

Ｄ

２・

Ａ−２・Ｂ

2

１０００

３６００・Ｃ

69代替燃料プール注水系及び格納容器下部注水系配管分岐点〜名称

使用済燃料プール注水口 A 及び代替燃料プール注水系
スプレイヘッダ分岐点

最 高 使 用 圧 力

MPa

1.0，1.40

最 高 使 用 温 度℃

66

外mm

89.1，114.3，216.3

径【設定根拠】（概要）
本配管は，代替燃料プール注水系及び格納容器下部注水系配管分岐点と使用済燃料プール注水口 A 及び代替燃料プール注水系スプレイヘッダ分岐点を接続する配管であり，重大事故等対処設備として可搬型代替注水大型ポンプ又は可搬型代替注水中型ポンプにより淡水又は海水を使用済燃料プ−ルへ注水（又はスプレイ）するために設置する。

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-2-8 R2

1. 最高使用圧力の設定根拠
1.1 最高使用圧力 1.0 MPa
本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，噴霧量及び飛散性を考慮し 0.4 MPaに調整して使用することから，それを上回る 1.0 MPa とする。
1.2 最高使用圧力 1.40 MPa
本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，重大事故等時における可搬型代替注水大型ポンプ及び可搬型代替注水中型ポンプの使用圧力と同じ，1.40 MPa とする。
2. 最高使用温度の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時における代替淡水貯槽の使用温度と同じ 66 ℃とする。
外径の設定根拠

3.

本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，水源から淡水又は海水を供給するため，エロージョン，圧力損失・施工性等を考慮し，先行プラントの配管実績に基づいた標準流速を目安に選定し，89.1 mm，114.3 mm，216.3 mm とする。
呼び径
流路面積
厚さ
外径
流量ＣＡＢ
Ｄ（m ）
（㎜）（㎜）（A）（m /h）
89.1

5.5

800.00479

114.3

6.0

100

0.00822

216.3

8.2

2000.03138

流速＊Ｅ（m/s）

標準流速（m/s）

710

注記 ＊：流速及びその他のパラメータとの関係は以下のとおりとする。
Ｃ p・

１Ｅ

Ｄ２・

Ａ−２・Ｂ

2１０００

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-2-8 R2E

３６００・Ｃ811

Ⅴ-1-1-4-2-9 設定根拠に関する説明書

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-2-9 R0（代替燃料プール注水系 主配管（可搬型））

12

名可搬型スプレイノズル用20mホース

称

最 高 使 用 圧 力

MPa

1.6

最 高 使 用 温 度℃

60

外径−65 A

個数−63（予備 2）【設定根拠】（概要）
本ホースは，送水用 5m，10m，50m ホースと可搬型スプレイノズルを接続するホースであり，重大事故等対処設備として可搬型代替注水大型ポンプより淡水又は海水を使用済燃料プールへスプレイするために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
本ホースを重大事故等時において使用する場合の圧力は，重大事故等時における可搬型代替注

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-2-9 R0

水大型ポンプの使用圧力 1.4 MPa を上回る 1.6 MPa とする。
2.

最高使用温度の設定根拠
本ホースを重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時における可搬型代替注
水大型ポンプの使用温度 40 ℃を上回る 60 ℃とする。

3.

外径の設定根拠
本ホースを重大事故等時において使用する場合の外径は，本ホースは淡水及び海水を使用するため，圧力損失・施工性等を考慮し，先行プラントの海水系配管実績に基づいた標準流速を目安に選定する。
以上より，本ホースの外径は 80 A 以上を選定することになるが，実績を参考に圧力損失上許容できる 65 A とする。
内径

流路面積流量

流速＊

ＡＢ

Ｃ

Ｄ（A）

（mm）

（m2）

（m3/h）（m/s）

65

650.00332

80800.00503

呼び径

標準流速
（m/s）

注記 ＊：流速及びその他のパラメータとの関係は以下のとおりとする。

Ｂ＝p・
Ｄ＝・Ａ

Ｃ・Ｂ

113

4.

個数の設定根拠
本ホースは，重大事故等対処設備として可搬型代替注水大型ポンプにより淡水又は海水を使用済燃料プールへスプレイするために必要な本数であり，東側ルート用 36 本，西側ルート用 27本の合計 63 本に，本ホースは保守点検中にも使用可能であるため，保守点検による待機除外時のバックアップ用は考慮せずに，故障時のバックアップ用として予備 2 本とし，分散して保管す

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-2-9 R0る。

214

名可搬型スプレイノズル

称最 高 使 用 圧 力MPa

1.0

最 高 使 用 温 度℃40

外径−65 A個数

−6（予備 1）

【設定根拠】（概要）
本配管は，可搬型スプレイノズル用 20m ホースと接続する可搬型配管であり，重大事故等対処設備として可搬型代替注水大型ポンプより淡水又は海水を使用済燃料プールへスプレイするために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，噴霧量及び飛散性を考慮し 0.7 MPa

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-2-9 R0に調整して使用することから，それを上回る 1.0 MPa とする。
2.

最高使用温度の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時における可搬型代替注水
大型ポンプの使用温度と同じ 40 ℃とする。

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，本配管は淡水及び海水を使用するため，圧力損失・施工性等を考慮し，先行プラントの海水系配管実績に基づいた標準流速を目安に選定する。
以上より，本配管の外径は 80 A 以上を選定することになるが，実績を参考に圧力損失上許容できる 65 A とする。
内径＊1

流路面積

流量

流速＊2ＡＢＣ

Ｄ

（A）

（mm）

（m2）

（m3/h）（m/s）

65650.00332

80800.00503

呼び径

標準流速（m/s）

注記 ＊1：本配管の内径（厚さ）は規定されないため，ここでは呼び径を内径として計算する。
＊2：流速及びその他のパラメータとの関係は以下のとおりとする。

215

Ｂ＝p・Ｄ＝4.

・ＡＣ・Ｂ

個数の設定根拠
本配管は，重大事故等対処設備として可搬型代替注水大型ポンプにより淡水又は海水を使用済燃料プールへスプレイするために必要な個数である 3 台を 2 セットの合計 6 台に，故障時及び保NT2 補① Ⅴ-1-1-4-2-9 R0E

守点検による待機除外時のバックアップ用として予備 1 台とし，分散して保管する。

316

工事計画認可申請

第 3-2-1 図

東海第二発電所
名称

核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設
使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備に係る機器の配置を明示した図面（1／5）
日本原子力発電株式会社
8909

17

工事計画認可申請

第 3-2-2 図

東海第二発電所
名称

核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設
使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備に係る機器の配置を明示した図面（2／5）
日本原子力発電株式会社
8909

18

工事計画認可申請

第 3-2-4 図

東海第二発電所
名称

核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設
使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備に係る機器の配置を明示した図面（4／5）
日本原子力発電株式会社
8909

19

工事計画認可申請

第 3-2-5 図

東海第二発電所
名称

核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設
使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備に係る機器の配置を明示した図面（5／5）
日本原子力発電株式会社
8911

20

21

22

23

24

25

26

27

第 3-2-2-1 図〜第 3-2-2-7 図 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槽冷却浄化設備（代替燃料プ−ル注水系）に係る主配管の配置を明示した図面 別紙
工事計画記載の公称値の許容範囲
管NO.1＊ - 管継手
主要寸法（mm）
外径216.3

厚さ8.2

許容範囲
＋2.4 mm−1.6 mm＋規定しない−12.5 ％

根拠

ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差
同上

管NO.2＊
主要寸法

NT2 補② 公差表 R2（mm）

許容範囲

根

拠

外径114.3±1.0 ％ＪＩＳ Ｇ ３４５６による材料公差

厚さ6.0±12.5 ％同上管NO.2＊ - 管継手
主要寸法
（mm）
外径114.3

厚さ6.0

許容範囲
±1.6 mm＋規定しない−12.5 ％

根拠

ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差
同上

管NO.3＊
主要寸法
（mm）

許容範囲

根

拠

外径

89.1

±1.0 ％ＪＩＳ Ｇ ３４５６による材料公差

厚さ5.5±12.5 ％同上

管 NO.3＊ - 管継手
主要寸法
（mm）
外径

89.1

厚さ

5.5

許容範囲
±1.6 mm＋規定しない−12.5 ％

根拠

ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差
同上128

工事計画記載の公称値の許容範囲（続き）
管NO.4＊
主要寸法
（mm）

許容範囲

根

拠

外径

89.1

±1.0 ％ＪＩＳ Ｇ ３４５６による材料公差

厚さ5.5±12.5 ％同上管NO.4＊ - 管継手
主要寸法NT2 補② 公差表 R2（mm）
外径89.1

厚さ5.5

許容範囲±1.6 mm＋規定しない−12.5 ％

根拠

ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差
同上

管NO.5＊
主要寸法
（mm）

許容範囲

根

拠

外径89.1±1.0 ％ＪＩＳ Ｇ ３４５９による材料公差

厚さ5.5±12.5 ％同上管NO.5＊ - 管継手
主要寸法
（mm）
外径

89.1

厚さ5.5

許容範囲
±1.6 mm＋規定しない−12.5 ％

根拠

ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差
同上

管NO.6＊
主要寸法（mm）

許容範囲

根

拠

外径

139.8

±1.0 ％ＪＩＳ Ｇ ３４５９による材料公差

厚さ6.6±12.5 ％

同上

229

工事計画記載の公称値の許容範囲（続き）
管NO.6＊ - 管継手
主要寸法（mm）
外径139.8厚さ6.6

許容範囲＋2.4 mm−1.6 mm＋規定しない−12.5 ％

根拠

ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差
同上

管NO.7＊ - 管継手
主要寸法

NT2 補② 公差表 R2（mm）
外径

139.8

厚さ6.6

許容範囲
＋2.4 mm−1.6 mm＋規定しない−12.5 ％

根拠

ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差
同上

管NO.8＊
主要寸法
（mm）

許容範囲

根

拠

外径

216.3

±0.8 ％ＪＩＳ Ｇ ３４５６による材料公差

厚さ

8.2

±12.5 ％

同上管NO.8＊ - 管継手
主要寸法
（mm）
外径

216.3

厚さ8.2

許容範囲
＋2.4 mm−1.6 mm＋規定しない−12.5 ％

根拠

ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差
同上

管NO.9＊
主要寸法
（mm）

許容範囲

根拠外径114.3±1.0 ％ＪＩＳ Ｇ ３４５６による材料公差

厚さ6.0±12.5 ％

同上
330

工事計画記載の公称値の許容範囲（続き）
管NO.9＊ - 管継手
主要寸法（mm）
外径

114.3

厚さ6.0

許容範囲
±1.6 mm＋規定しない−12.5 ％

根拠

ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差
同上管NO.10＊主要寸法

NT2 補② 公差表 R2E（mm）

許容範囲

根

拠

外径

89.1

±1.0 ％ＪＩＳ Ｇ ３４５６による材料公差

厚さ5.5±12.5 ％同上管NO.10＊ - 管継手
主要寸法（mm）
外径89.1

厚さ5.5

許容範囲±1.6 mm＋規定しない−12.5 ％

根拠

ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差
同上

注 ：主要寸法は，工事計画記載の公称値を示す。
注記 ＊：管の強度計算書の管 NO.を示す。

431

工事計画認可申請

第 3-2-2-8 図

東海第二発電所

名称

核燃料取扱施設及び貯蔵施設のうち使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備（代替燃料プール注水系）に係る主配管の配置を明示した図面（8／8）

日本原子力発電株式会社
8725

32

第 3-2-2-8 図 核燃料取扱施設及び貯蔵施設のうち使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備（代替燃料プール注水系）に係る主配管の配置を明示した図面（8／8） 別紙
工事計画記載の公称値の許容範囲
主要寸法

許容範囲

根

拠

完成品として一般産業品の規格及び基準に適合するものであって，使用材料の特性外径65 Aを踏まえた上で，重大事故等時における使規定しない用圧力及び使用温度が負荷された状態において強度が確保できるものを使用するため許容範囲を定めない。

：主要寸法は，工事計画記載の公称値を示す。

NT2 補① 公差表 R1E

注133

3435

3637

工事計画認可申請

第 3-2-2-13 図

東海第二発電所
名称

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槽冷却浄化設備（代替燃料プール注水系）の系統図（5／6）（設計基準対象施設）

日本原子力発電株式会社
8827

38

工事計画認可申請

第 3-2-2-14 図

東海第二発電所
名称

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槽冷却浄化設備（代替燃料プール注水系）の系統図（6／6）（重大事故等対処設備）

日本原子力発電株式会社
8827

39