東海第二発電所 工事計画審査資料
資料番号

補足-140-1 改 1

提出年月日

平成 30 年 6 月 5 日

設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する説明書に係る補足説明資料のうち補足-140-1【基本設計方針から工認添付説明書および様式－１への展開表（原子炉本体）】平成 30 年 6 月
日本原子力発電株式会社

則」並びにこれらの解釈による。

発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規1.

1.

燃料体（燃料要素及びその他の部品を含む）は，設置

材料は，通常運転時における原子炉運転状態に対応した圧力，温度条件，燃料使用期間中の燃焼度，中性子照射量及び水質の組み合わせのうち想定される最も厳しい条件において，耐放射線性，寸法安定性，耐熱性，核材料は，通常運転時における原子炉運転状態に対応した圧力，温度条件，燃料使用期間中の燃焼度，中性子照射量及び水質の組み合わせのうち想定される最も厳しい条件において，耐放射線性，寸法安定性，耐熱性，核子炉圧力容器に伝えられる設計とする。

【23 条 7】

子炉圧力容器に伝えられる設計とする。

燃料体は炉心 支持構造物で支持され,その荷重は原【23 条 2】

質を保持し得る材料を使用する。

質を保持し得る材料を使用する。

燃料体は炉心支持構造物で支持され,その荷重は原

水素吸収特性及び化学的安定性のうち必要な化学的性

水素吸収特性及び化学的安定性のうち必要な化学的性

1

性質及び強度のうち必要な物理的性質並びに，耐食性， 性質及び強度のうち必要な物理的性質並びに，耐食性，燃料体，減速材及び反射材並びに炉心支持構造物の燃料体，減速材及び反射材並びに炉心支持構造物の【23 条 1】（変更）許可を受けた仕様となる構造及び設計とする。 （変更）許可を受けた仕様となる構造及び設計とする。

燃料体（燃料要素及びその他の部品を含む）は，設置

炉心等

第２章 個別項目

第２章 個別項目

炉心等「第１章 共通項目」に基づく設計とする。

設備に対する要求「第１章 共通項目」に基づく設計とする。

溢水等，5.

方針については，原子炉冷却系統施設の基本設計方針

火災，4.

方針については，原子炉冷却系統施設の基本設計方針

現象，3.

電気設備の設計条件を除く。
），6. その他」の基本設計

設備に対する要求

電気設備の設計条件を除く。
），6. その他」の基本設計

溢水等，5.

（5.5 安全弁等，5.6 逆止め弁，5.7 内燃機関，5.8

火災，4.

原子炉本体の共通項目である「1. 地盤等，2. 自然（5.5 安全弁等，5.6 逆止め弁，5.7 内燃機関，5.8

現象，3.

原子炉本体の共通項目である「1. 地盤等，2. 自然

第１章 共通項目

第１章 共通項目

発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」並びにこれらの解釈による。の位置，構造及び設備の基準に関する規則」及び「実用の位置，構造及び設備の基準に関する規則」及び「実用後を定める省令」，「実用発電用原子炉及びその附属施設

変 更

用語の定義は「実用発電用原子炉及びその附属施設

前

基本設計方針－－－－－工認添付説明書との関係

基本設計方針から工認添付説明書および様式－１への展開表

用語の定義は「発電用原子力設備に関する技術基準

変 更【対象施設：原子炉本体】（追加要求事項なし）－（追加要求事項なし）－（追加要求事項なし）－

1. 共通的に適用される設計（用語の定義のみ）－

様式１への反映結果

計とする。また，輸送中又は取扱中において，著しい変形を生じない設計とする。

計とする。また，輸送中又は取扱中において，著しい変形を生じない設計とする。

原子炉冷却系統，原子炉停止系統，反応度制御系統，計測制御系統及び安全保護回路（安全保護系）の機能と併せて機能することにより燃料要素の許容損傷限界を超えない設計とする。

原子炉冷却系統，原子炉停止系統，反応度制御系統，計測制御系統及び安全保護回路（安全保護系）の機能と併せて機能することにより燃料要素の許容損傷限界を超えない設計とする。

遮蔽壁を設置する。

遮蔽壁を設置する。

全に停止し，かつ，停止後に炉心の冷却機能を維持できる設計とする。

全に停止し，かつ，停止後に炉心の冷却機能を維持できる設計とする。

なお，熱遮蔽材は設けない設計とする。

化時及び設計基準事故時において，発電用原子炉を安化時及び設計基準事故時において，発電用原子炉を安【24 条 1】

なお，熱遮蔽材は設けない設計とする。

【23 条 3】

燃料体（燃料要素を除く），減速材及び反射材並びに炉心支持構造物は，通常運転時，運転時の異常な過渡変燃料体（燃料要素を除く），減速材及び反射材並びに炉心支持構造物は，通常運転時，運転時の異常な過渡変【23 条 8】

子炉圧力容器の外側には,原子炉圧力容器の外側には,子炉圧力容器の外側には,原子炉圧力容器の外側には,下端が半球状の円筒形鋼製圧力容器に収容される。原 下端が半球状の円筒形鋼製圧力容器に収容される。原炉心部は燃料体,制御棒及び支持構造物からなり,上【23 条 6】に発電用原子炉の運転に支障が生ずる場合において，に発電用原子炉の運転に支障が生ずる場合において，炉心部は燃料体,制御棒及び支持構造物からなり,上炉心は，通常運転時又は運転時の異常な過渡変化時

炉心は，通常運転時又は運転時の異常な過渡変化時【23 条 5】炉心支持構造物は，最高使用圧力，自重，附加荷重及び地震力に加え，熱応力の荷重に耐える設計とする。

炉心支持構造物は，最高使用圧力，自重，附加荷重及び地震力に加え，熱応力の荷重に耐える設計とする。

【23 条 4】る燃料被覆材の内圧上昇，熱応力等の荷重に耐える設る燃料被覆材の内圧上昇，熱応力等の荷重に耐える設

後

燃料体は，通常運転時における発電用原子炉内の最変 更

高使用圧力，自重，附加荷重，核分裂生成物の蓄積によ

基本設計方針

燃料体は，通常運転時における発電用原子炉内の最前

高使用圧力，自重，附加荷重，核分裂生成物の蓄積によ

変 更2

－－－

－

－

－

工認添付説明書との関係（追加要求事項なし）－（追加要求事項なし）－（追加要求事項なし）－（追加要求事項なし）－（追加要求事項なし）－（追加要求事項なし）－

様式１への反映結果

原子炉圧力容器原子炉圧力容器

変 更

本設計方針「第 2 章 個別項目 3. 原子炉冷却材の循環設備 3.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ」に基づく設計とする。

本設計方針「第 2 章 個別項目 3. 原子炉冷却材の循環設備 3.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ」に基づく設計とする。

ノズル，主蒸気ノズル，給水ノズル等を取り付ける設計とする。とする。

系ポンプにより，再循環水入口ノズルから原子炉圧力容器内に導かれ，ジェットポンプによりチャンネル・ボックスが形成した原子炉冷却材の流路を炉心の下方か系ポンプにより，再循環水入口ノズルから原子炉圧力容器内に導かれ，ジェットポンプによりチャンネル・ボックスが形成した原子炉冷却材の流路を炉心の下方かートで下端を固定し，原子炉圧力容器スタビライザによって水平方向に支持する設計とする。

ートで下端を固定し，原子炉圧力容器スタビライザによって水平方向に支持する設計とする。

が生じない設計とする。

が生じない設計とする。

適切な破壊靭性を有する設計とする。

【14 条 20】

適切な破壊靭性を有する設計とする。

3（ＪＥＡＣ４２０６）に基づき，壊靭性の確認試験方法」（ＪＥＡＣ４２０６）に基づき， 壊靭性の確認試験方法」

中性子照射脆化の影響を受ける原子炉圧力容器にあっては，日本電気協会「原子力発電所用機器に対する破中性子照射脆化の影響を受ける原子炉圧力容器にあっては，日本電気協会「原子力発電所用機器に対する破【17 条 8】

原子炉圧力容器は最低使用温度を 21 ℃に設定し，関連温度（初期）を-12 ℃以下に設定することで脆性破壊

原子炉圧力容器は最低使用温度を 21℃に設定し，関連温度（初期）を-12℃以下に設定することで脆性破壊【23 条 11】

原子炉圧力容器の支持方法は，原子炉圧力容器スカ

原子炉圧力容器の支持方法は，原子炉圧力容器スカ【23 条 9】ら上方向に流れ，蒸気出口ノズルから出る設計とする。 ら上方向に流れ，蒸気出口ノズルから出る設計とする。

原子炉圧力容器内の原子炉冷却材の流路は，再循環

原子炉圧力容器内の原子炉冷却材の流路は，再循環【23 条 10】めする構造であり，再循環水出ロノズル，再循環水入ロめする構造であり，再循環水出ロノズル，再循環水入ロノズル，主蒸気ノズル，給水ノズル等を取り付ける設計

原子炉圧力容器は，円筒形の胴部に半球形の下鏡を付した鋼製容器に，半球形の鋼製上部ふたをボルト締

原子炉圧力容器は，円筒形の胴部に半球形の下鏡を付した鋼製容器に，半球形の鋼製上部ふたをボルト締【27 条 1～14】

原子炉圧力容器の原子炉冷却材圧力バウンダリに係後る基本設計方針については，原子炉冷却系統施設の基

2.1 原子炉圧力容器本体

2.

基本設計方針原子炉圧力容器の原子炉冷却材圧力バウンダリに係前る基本設計方針については，原子炉冷却系統施設の基

2.1 原子炉圧力容器本体

2.

変 更－

－

－

－

－

－

工認添付説明書との関係（追加要求事項なし）－（追加要求事項なし）－（追加要求事項なし）－（追加要求事項なし）－（追加要求事項なし）－（追加要求事項なし）－様式１への反映結果

前

後て脆性破壊を引き起こさないようにするために，施設時に適用された告示「発電用原子力設備に関する構造等の技術基準（昭和 45 年通商産業省告示第 501 号）」を満足し，機械的強度及び破壊靭性の変化を確認できる個数の監視試験片を原子炉圧力容器内部に挿入することにより，照射の影響を確認できる設計とする。て脆性破壊を引き起こさないようにするために，施設時に適用された告示「発電用原子力設備に関する構造等の技術基準（昭和 45 年通商産業省告示第 501 号）」を満足し，機械的強度及び破壊靭性の変化を確認できる個数の監視試験片を原子炉圧力容器内部に挿入することにより，照射の影響を確認できる設計とする。

損傷を受けない設計とする。

損傷を受けない設計とする。

炉本体 表 1 主要設備リスト」に示す。

原子炉本体の対象となる主要な設備について，「原子主要対象設備

他の原子炉冷却材の挙動により生じる温度変動により他の原子炉冷却材の挙動により生じる温度変動により4.

より生じる流体振動又は温度差のある流体の混合そのより生じる流体振動又は温度差のある流体の混合その主要対象設備

原子炉本体の主要設備リスト」に示す。

原子炉本体の対象となる主要な設備について，「表 14.

【19 条 1】

燃料体，炉心支持構造物及び原子炉圧力容器は，原子流体振動等による損傷の防止

炉冷却材の循環，沸騰その他の原子炉冷却材の挙動に

3.

燃料体，炉心支持構造物及び原子炉圧力容器は，原子流体振動等による損傷の防止

炉冷却材の循環，沸騰その他の原子炉冷却材の挙動に

3.

出し及び監視試験を実施する。

出し及び監視試験を実施する。

【22 条 2】

監視試験片は，適用可能な日本電気協会「原子炉構造材の監視試験方法」（ＪＥＡＣ４２０１）により，取り監視試験片は，適用可能な日本電気協会「原子炉構造材の監視試験方法」（ＪＥＡＣ４２０１）により，取り【22 条 1】１メガ電子ボルト以上の中性子の照射を受ける原子炉圧力容器は，当該容器が想定される運転状態におい１メガ電子ボルト以上の中性子の照射を受ける原子2.2 監視試験片【23 条 12】合体を保護する設計とする。

炉圧力容器は，当該容器が想定される運転状態におい2.2 監視試験片合体を保護する設計とする。

変 更チャンネル・ボックスは，制御棒をガイドし，燃料集基本設計方針

チャンネル・ボックスは，制御棒をガイドし，燃料集

変 更

4

－

－

－

－

－

工認添付説明書との関係－（追加要求事項なし）－（追加要求事項なし）－（追加要求事項なし）－（追加要求事項なし）－

様式１への反映結果