JANSI-JSARG-02-01

ＢＷＲ版
事業者自主安全評価書(JSAR)ガイドライン

2021 年 4 月

一般社団法人原子力安全推進協会

前

書

き

JANSI の役割は、事業者の自主的継続的安全性向上活動を牽引することです。事業者が自主的継続的安全性向上活動を効果的かつ効率的に進めるには、自プラントの安全性の全体像について包括的に記載した資料があり、それが現状を反映した状態で維持されていることが重要です。
しかし、我が国のプラントでは、安全性に関わる情報が複数の規制文書（設置許可申請
書、設計・工事認可届出書、保安規定など）及び社内文書（プラントメーカが提出した文書を含む）に分散して記載されており、安全性の状況の的確な把握、タイムリーな対策の実
施、安全性の説明責任などの観点から課題となっています。
なお、海外では、規制要求として、安全性を総合的に示すレポート（SAR、FSAR などと呼ばれる）がまとめられ、その内容を定期的にレビューして改訂･維持しています。
そのため、JANSI は、日本版の安全性を総合的に示すレポートを「事業者自主安全評価書（JSAR）」とし、これを事業者が作成するためのガイドラインの開発を 2013 年度から開始しました。
JSAR の特徴は、国際的な標準に定められた内容を包含している点と、安全性については規制要件のみならず自主的に改善した事項についても包括的に記載できるような枠組みを目指している点です。
このプロジェクトは JSAR という新しい文書を作るというよりは、既にある情報をわかりやすく、使いやすいように整理し、維持することを意図したものです。例えば、設備改造をしようとした場合に JSAR があればどこにどのような影響が出るかをこれまでよりも容易に確認でき、改造に伴う負の影響を軽減できます。
JSAR ガイドラインは、米国の一括許認可申請の規制ガイド（RG1.206）及び実機プラントの許認可資料（DCD）を参照し、我が国の設置許可申請書の章立てで、JSAR に記載すべき事項を記載しています。
さらに、実際に事業者が JSAR を作成するときの助けとするため、JSAR 記載事項の具体例等を示す「解説」を作成しました。
JANSIがJSARガイドラインを整備している一方で、規制庁は事業者に「安全性向上評価
届出書」の提出を義務付けました。これは、自主的・継続的に原子炉施設の安全性・信頼性を向上させることを目的とし、原子力発電所のリスクを合理的に可能な限り低減することを目標に実施するもので、その第1章には「建設から至近の定期検査終了時点までの設
置許可、設計・工事計画、保安規定について確認し、最新の許認可の状態を記載すること」としています。JANSIは、JSARガイドラインをこれに活用できるよう、これまで出された届出書との整合性を確認し、JSARガイドラインで不足していた項目を追加しています。

また、安全性向上評価の継続的な改善に係る会合で規制庁から出されたIAEAの基準（改訂中）との整合性について、2018年度に検討結果をガイドラインに反映しました。
PWR版につきましては、2019年5月に第2版を発行しましたが、BWR版につきましては新規
制基準の審査に時間がかかったため、2年遅れの発行となりました。
JSAR ガイドラインは自主的なガイドラインのため、規制文書としては使えません。しかし、JSAR が本領を発揮するのは、規制要求事項に加えて、安全審査会合で規制庁に説明した資料、系統設計仕様書や機器設計仕様書など、社内文書を追加して各社でカスタマイズしたときです。さらに、自社や他社のトラブル対応なども追記するか紐付けして、安全性に関する情報のネットワークができれば、活用の幅が広がるのではないかと考えています。また、そこまでいけば、コンフィギュレーションマネジメントの設計要件を記載した文書としても活用できると考えます。
将来的には、規制文書が JSAR に一本化され、事業者、規制当局、一般公衆など誰もが活用できる文書として羽ばたいていけることを願っています。

2021 年 4 月
一般社団法人 原子力安全推進協会
安全システム本部 安全性向上部長
倉田 聡

ＢＷＲ版
事業者自主安全評価書(JSAR)ガイドライン
改訂履歴

改訂年月

版

2021 年 4 月

1

改訂内容
新規制定

備考

ＢＷＲ版
事業者自主安全評価書(JSAR)ガイドライン
目 次

１．目的

1

２．適用範囲1

３．BWR 版 JSAR ガイドラインの構成

1

４．BWR 版 JSAR ガイドライン及び解説

2

１. 目的事業者が定期的に実施する安全性の総合的な評価に資するため、プラントの安全に係る設計・評価を総括的に示す事業者自主安全評価書(JSAR)を作成するためのガイドを作成した。
２. 適用範囲
軽水減速、軽水冷却、沸騰水型の発電用原子炉施設に係る事業者自主安全評価書(JSAR)
３. BWR 版 JSAR ガイドラインの構成○ BWR 版 JSAR ガイドラインは、ガイドライン及びガイドライン解説より構成され、両者を対比させた表形式で整理している。ガイドライン解説は、ガイドラインの記載要件に対応する記載が設置許可申請書あるいは設工認の何処に該当するのかをインデックスとして表記した。
○ BWR 版 JSAR ガイドラインの記載要件のうち、設工認に関連した記載要件についてはその旨を下線表記にて明示した。また、設置(変更)許可申請書及び設工認に記載のない追加の記載要件については、網掛け表記にて明示するとともに、具体的な記載の参考とするための補足資料を添付した。
○ BWR 版 JSAR ガイドラインは、記載要件毎に ABWR/BWR5 共通のもの、ABWR 固有
設備に係わるもの、BWR5 固有設備に係わるものの順で記載し、ABWR 固有設備
は（ABWR）、BWR5 固有設備は（BWR5）と記載した。また、標準的な設計に対する記載要件を示しており、個別プラント特有の設備、設計等がある場合には、類似設備等の記載要件を参考にして記載することを推奨する。
○BWR 版 JSAR ガイドラインの設工認に関連した記載要件において「別途指定する項目」とは、設工認記載に係る炉規則別表第二の設定根拠に関する説明書が要求される項目「容量又は注入速度、最高使用圧力、最高使用温度、個数、再結合効率、加熱面積、伝熱面積、揚程又は吐出圧力、原動機の出力、外径、閉止
時間、漏えい率、制限流量、落下速度、駆動速度及び挿入時間、効率、吹出圧力、慣性定数、回転速度半減時間、慣性モーメント、設定破裂圧力並びに設計
温度」をいう。

1

４. BWR 版 JSAR ガイドライン及び解説
次ページ以降に事業者自主安全評価書(JSAR)ガイドライン及び解説を示す。
この BWR 版 JSAR ガイドライン解説は、柏崎刈羽原子力発電所 7 号機を参考プラントとして記載した。さらに、BWR5 と ABWR の主な相違点について BWR5 に対応するため東海第二発電所を参考プラントとして記載した。
設工認に関連した記載要件に対応するガイドライン解説については、原則として、設置(変更)許可申請書の各施設の「主要仕様」並びに設工認の各設備の「基本設計方針」の「表 1 主要設備リスト」及び「表 2 兼用設備リスト」に記載されている範囲で記載し、参考プラントで確認できなかった記載要件については、「≪
参考プラントでは未確認≫」と記載した。また、複数号機との共用設備で先行プ
ラントの設工認に記載され、参考プラントの設工認に記載がない記載要件については、設備名称の後に「（○・○号機共用）」と記載した。

2

JSAR ガイドライン及び解説 目次[1] 発電用原子炉施設の基本情報
1.1 発電用原子炉施設の基本情報

1-1

1.2 発電用原子炉施設の工事計画

1-1

[2]

発電用原子炉施設の場所に関する気象、地盤、水理、地震、社会環境等の
状況

2.1

敷地

2-1

2.2

気象

2-1

2.3

地盤

2-2

2.4

水理

2-3

2.5

地震

2-3

2.6

社会環境

2-5

2.7

津波

2-6

2.8

地震、津波以外の自然現象

2-7[3] 発電用原子炉施設の安全設計
3.1 安全設計

3-1

3.1.1

安全設計の方針

3-1

3.1.2

安全機能の重要度分類

3-1

3.1.3

耐震設計

3-2

3.1.4

耐津波設計

3-3

3.1.5

火災防護に関する基本方針

3-4

3.1.6

溢水防護に関する基本方針

3-6

3.1.7

竜巻防護に関する基本方針

3-7

3.1.8

火山防護に関する基本方針

3-7

3.1.9

外部火災防護に関する基本方針

3-8

3.1.10 外部からの衝撃による損傷の防止に関する基本方針

3-8

3.1.11 品質保証の基本方針

3-9

3.1.12 原子炉設置変更許可申請に係る安全設計の方針

3-9

3.2 プラント配置

3-10

3.3 原子炉及び炉心

3-11

3.3.1

機械設計

3-11

3.3.2

核設計

3-13

3.3.3

熱水力設計

3-14

3.3.4

動特性

3-14

3.4 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設

3-16

3.4.1

燃料の取扱設備及び貯蔵設備

3-16

3.4.2

使用済燃料貯蔵プールの冷却等のための設備

3-19

3.4.3

使用済燃料プールの冷却等のための設備

3-21

目-1

3.4.4

発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備

3-25

3.4.5

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

3-25

3.5 原子炉冷却系統施設

3-26

3.5.1-1 原子炉圧力容器及び一次冷却材設備（通常運転時等）

3-26

3.5.1-2 原子炉圧力容器及び一次冷却材設備（重大事故等時）

3-32

3.5.2-1 残留熱除去系 (通常運転時等)

3-34

3.5.2-2 残留熱除去系 (重大事故等時)

3-37

3.5.3-1 非常用炉心冷却系(通常運転時等)

3-37

3.5.3-2 非常用炉心冷却系(重大事故等時)

3-46

3.5.4

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

3-48

3.5.5

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

3-52

3.5.6

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

3-53

3.5.7

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

3-58

3.5.8

原子炉隔離時冷却系

3-60

3.5.9-1 原子炉補機冷却系 (通常運転時)

3-62

3.5.9-2 原子炉補機冷却系 (重大事故等時)

3-64

3.5.10

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

3-65

3.5.11

原子炉冷却材浄化系

3-69

3.5.12蒸気タービン及び附属設備

3-71

3.5.13

給水処理設備

3-75

3.6 計測制御系統施設

3-77

原子炉制御系

3-77

3.6.1.1 原子炉制御系

3-77

3.6.1.2 原子炉停止系

3-77

3.6.1.3 運転監視装置

3-81

3.6.2

原子炉核計装

3-82

3.6.3

原子炉プラント・プロセス計装

3-83

3.6.4

計装設備（重大事故等対処設備）

3-85

3.6.5

試料採取系

3-88

3.6.6

安全保護系及び工学的安全施設作動回路

3-89

3.6.7

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

3-91

3.6.8

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

3-94

3.6.9

圧縮空気系

3-96

3.6.1

3.6.10 制御室

3-97

3.7 放射性廃棄物の廃棄施設

3-101

3.7.1

気体廃棄物処理系

3-101

3.7.2

液体廃棄物処理系

3-102

3.7.3

固体廃棄物処理系

3-106

3.8 放射線管理施設

3-110
目-2

3.8.1

放射線管理設備

3-110

3.8.2

換気空調設備

3-114

3.8.3

遮蔽設備

3-117

3.9 原子炉格納施設

3-119

3.9.1-1 原子炉格納施設（通常運転時等）

3-119

3.9.1-2 原子炉格納施設（重大事故等時）

3-127

3.9.2

原子炉格納容器内の冷却等のための設備

3-129

3.9.3

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

3-131

3.9.4

原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

3-137

3.9.5

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

3-143

3.9.6

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

3-148

3.9.7

発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備

3-150

3.9.8

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

3-151

3.10 その他発電用原子炉の附属施設

3-152

3.10.1-1 非常用電源設備 (通常運転時)

3-152

3.10.1-2 非常用電源設備 (重大事故等時)

3-154

3.10.2

代替電源設備

3-155

3.10.3

常用電源設備

3-159

3.10.4

所内ボイラ設備

3-161

3.10.5

火災防護設備

3-163

3.10.6

津波及び内部溢水に対する浸水防護設備

3-166

3.10.7

補機駆動用燃料設備（非常用電源設備及び補助ボイラに係るものを除く。）

3-169

3.10.8非常用取水設備

3-169

3.10.9緊急時対策所

3-172

3.10.10 構内出入監視装置

3-173

3.10.11 安全避難通路等

3-173

3.10.12 通信連絡設備

3-174

3.10.13 補給水系

3-175

3.10.14 タービン補機冷却系

3-175

3.10.15 サプレッションプール水浄化系

3-175

3.10.16 その他施設（プラント固有の施設）

3-176[4] 発電用原子炉施設の放射線の管理
4.1 放射線防護に関する基本方針

4-1

4.2 発電所の放射線管理

4-1

4.3 周辺監視区域境界及び周辺地域の放射線監視

4-2

4.4 放射性廃棄物処理

4-2

4.5 平常運転時における一般公衆の受ける線量評価

4-3

[5]

発電用原子炉施設において事故が発生した場合における当該事故に対処するために必要な施設及び体制の整備
目-3

5.1 安全評価に関する基本方針

5-1

5.1.1 基本的考え方

5-1

5.1.2 解析にあたって考慮する事項

5-2

5.1.3 解析に使用する計算プログラム

5-2

5.2 運転時の異常な過渡変化の解析

5-2

5.2.1 解析方法及び解析条件

5-2

5.2.2 過渡解析

5.2

5.2.3 結論5-3

5.3 設計基準事故の解析

5-3

5.3.1 原子炉冷却材の喪失又は炉心冷却状態の著しい変化

5-3

5.3.2 反応度の異常な投入又は原子炉出力の急激な変化

5-4

5.3.3 環境への放射性物質の異常な放出5-4

5.3.4 原子炉格納容器内圧力,雰囲気等の異常な変化

5-5

5.3.5 結論

5-5

5.3.6 その他(地震,火災,台風,洪水等)

5-5

5.4 重大事故及び仮想事故

5-5

5.4.1 重大事故

5-5

5.4.2 仮想事故

5-6

5.4.3 結論5-6

5.5 重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な
技術的能力

5-6

5.5.1 重大事故等対策

5-6

5.5.2 大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムへの対応における事項
5.6 重大事故等への対処に係る措置の有効性評価の基本的考え方

5-7
5-8

5.6.1 評価対象の整理及び評価項目の設定

5-8

5.6.2 評価に当たって考慮する事項

5-9

5.6.3 有効性評価に使用する計算プログラム

5-9

5.6.4 有効性評価における解析の条件設定の方針

5-10

5.6.5 解析の実施

5-10

5.6.6 解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価方針

5-10

5.6.7 必要な要員及び資源の評価方針

5-10

5.7 重大事故に至るおそれがある事故及び重大事故に対する対策の有効性
評価

5-10

5.7.1 運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故

5-10

5.7.2 運転中の原子炉における重大事故

5-11

5.7.3 使用済燃料プールにおける重大事故に至るおそれがある事故

5-12

5.7.4 運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故

5-12

5.8 「5.5 重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために5-13必要な技術的能力」に係る補足事項
5.9 「5.6 重大事故等への対処に係る措置の有効性評価の基本的考え方」に
目-4

係る補足事項

5-13

5.9.1 事故シーケンスグループ及び重要事故シーケンス等の選定について

5-13

5.9.2 原子炉格納容器の温度及び圧力に関する評価

5-17

5.9.3 重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コード
について

5-18

[6] 発電用原子炉施設における核燃料物質の使用及び処分
6.1 原子炉に燃料として使用する核燃料物質の種類及びその年間使用量

6-1

6.2 使用済燃料の処分の方法

6-1

補足資料 1

追加記載事項に係る参考資料

目-5

補 1-1

[1] 発電用原子炉施設の基本情報[1] 発電用原子炉施設の基本情報
JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説

1.1 発電用原子炉施設の基本情報

1.1 発電用原子炉施設の基本情報

 設置者の氏名又は名称及び住所並びに代表者の氏名

 設置者の氏名又は名称及び住所並びに代表者の氏名
設置許可申請書 本文：[一

 発電用原子炉の使用目的

氏名又は名称及び住所並びに代表者の氏名]

 発電用原子炉の使用目的
設置許可申請書 本文：[二使用の目的]

設置許可申請書 添付書類一：[発電用原子炉の使用の目的に関する説明書]
 発電用原子炉の型式、熱出力及び基数

 発電用原子炉の型式、熱出力及び基数
設置許可申請書 本文：[三

発電用原子炉の型式、熱出力及び基数]

設置許可申請書 添付書類二：[発電用原子炉の熱出力に関する説明書]
 発電用原子炉を設置する工場又は事業所の名称及び所在地

 発電用原子炉を設置する工場又は事業所の名称及び所在地
設置許可申請書 本文：[四発電用原子炉を設置する工場又は事業所の名称及び所在地]

1.2 発電用原子炉施設の工事計画

1.2 発電用原子炉施設の工事計画

 工事計画について、以下の項目を含めて記載する。

 工事計画設置許可申請書 本文

 工事の順序及び日程

：[六

1-1

発電用原子炉施設の工事計画]

備考

[2] 発電用原子炉施設の場所に関する気象、地盤、水理、地震、社会環境等の状況[2] 発電用原子炉施設の場所に関する気象、地盤、水理、地震、社会環境等の状況
JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説

2.1 敷地2.1 敷地 敷地の概要について、以下の項目を含めて記載する。

 敷地の概要



敷地の場所、敷地面積



原子炉設置場所の緯度と経度



発電所敷地境界

主要建屋の敷地高及び潮位

発電用原子炉又はその主要な附属施設の設置の地点から 20 キロメートル以設置許可申請書 添付書類六：{[敷地]}－[敷地の概況]【図】敷地の概況：{同上}－[その他の概況]
設置許可申請書 添付書類七：[発電用原子炉又はその主要な附属施設の設置の地点から 20 キロメート

内の地域を含む縮尺 20 万分の 1 の地図及び 5 キロメートル以内の地域を含

ル以内の地域を含む縮尺 20 万分の 1 の地図及び 5 キロメートル以内

む縮尺 5 万分の 1 の地図（設置許可申請書 添付書類七による）の地域を含む縮尺 5 万分の 1 の地図]
2.2 気象2.2 気象 敷地が位置する地方の一般的な気候の状況について、以下の項目を含めて記載す 敷地が位置する地方の一般的な気候の状況る。

設置許可申請書 添付書類六



地勢と気象

：{[気象]－[柏崎、刈羽地方の気象]}－[地勢と気象]



四季の気候

：{同上}－[四季の気候]

 最寄りの気象官署における一般気象について、以下の項目を含めて記載する。

 最寄りの気象官署における一般気象
設置許可申請書 添付書類六

最寄りの気象官署の所在地及び選定の考え方：{[気象]－[最寄りの気象官署の資料による一般気象]}－[気象官署所在地の状況]【表】気象官署の所在地及び観測項目【図】気象官署の所在地：{同上}－[新潟、高田各気象官署を選んだ理由]



一般気象

：{[気象]－[最寄りの気象官署の資料による一般気象]－[最寄りの気象官署
における一般気象]}－[一般気象]【表】気候表〔概要〕（新潟地方気象台、高田測候所）【表】台風歴（新潟地方気象台、高田測候所）



極値：{同上}－[極値]【表】日最高・最低気温の順位【表】日最低湿度の順位【表】日降水量の最大値【表】１時間降水量の最大値【表】積雪の深さの月最大値の順位【表】最大瞬間風速の順位



森林火災の検討に関する気象データ：[地震、津波以外の自然現象]－[外部事象評価に用いる諸条件]－[気象]【表】気象データ（気温、風速、卓越風向、湿度）

 敷地における気象観測及び観測結果について、以下の項目を含めて記載する。
 敷地における気象観測及び観測結果

気象観測点の状況

設置許可申請書 添付書類六：{[気象]－[敷地における気象観測]}－[気象観測点の状況]【表】気温勾配の平均値及び標準偏差【表】通常観測と特別観測の気温差の差の平均値及び標準偏差

気象観測項目：{同上}－[気象観測項目]【図】気象観測設備配置図



気象測器

：{同上}－[気象測器]【表】観測項目一覧表

 気象観測結果

2-1

備考

[2] 発電用原子炉施設の場所に関する気象、地盤、水理、地震、社会環境等の状況

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説

・敷地を代表する風：{[気象]－[敷地における気象観測結果]}－[敷地を代表する風]【表】同一風向の継続時間別出現回数【図】敷地の風配図【図】低風速（0.5～2.0m/s）時の風配図【図】年間風速別出現頻度及び風速別出現頻度累積【図】月別風速別出現頻度

・大気安定度：{同上}－[大気安定度]【表】大気安定度の継続時間別出現回数【図】年間及び月別大気安定度出現頻度【図】年間大気安定度別風配図【図】年間気温差出現頻度

・敷地の気象特性

 安全解析に使用する気象条件について、以下の項目を含めて記載する。
：{同上}－[観測結果から見た敷地の気象特性]

 安全解析に使用する気象条件

観測期間の気象条件の代表性

設置許可申請書 添付書類六：{[気象]－[安全解析に使用する気象条件]}－[観測期間の気象条件の代表性の検討]【表】棄却検定表（風向、風速分布）



大気拡散の計算に使用する放出源の有効高さ：{同上}－[大気拡散の計算に使用する放出源の有効高さ]【表】放出源の有効高さ



大気拡散の計算に使用する気象条件：{[気象]－[安全解析に使用する気象条件]－[大気拡散の計算に使用する気・平常運転時象条件]}－[平常運転時]【表】風向別大気安定度別風速逆数の総和【表】風向別大気安定度別風速逆数の平均及び風向別風速逆数の平均【表】風向出現頻度及び風速 0.5～2.0m/s の風向出現頻度

・事故時並びに重大事故及び仮想事故時：{同上}－[事故時並びに重大事故及び仮想事故時]【表】安全評価に使用する相対濃度（Χ/Q）及び相対線量（D/Q）
【図】方位別相対濃度（Χ/Q）の累積出現頻度【図】方位別相対線量（D/Q）の累積出現頻度



設計及び工事計画認可申請書

制御室及び緊急時対策所の居住性に係る線量評価に用いる気象条件（設工認：中央制御室の居住性に関する説明書

による）（[中央制御室の居住性評価]－[線量評価]－[評価方針]－[大気拡散の計算]）：緊急時対策所の居住性に関する説明書（[緊急時対策所の居住性評価]－[線量評価]－[評価方針]－[大気拡散の評価]）
2.3 地盤

2.3 地盤 地盤調査の経緯及び考え方について、調査対象範囲（敷地周辺、敷地近傍、敷地、

 地盤調査の経緯及び考え方
設置許可申請書 添付書類六及び原子炉施設設置位置付近）別に記載する。

：[地盤]－[調査の経緯]
 敷地周辺の地質・地質構造の調査内容及び調査結果を記載する。

 敷地周辺の地質・地質構造の調査内容及び調査結果
設置許可申請書 添付書類六：[地盤]－[敷地周辺の地質・地質構造]【表】敷地周辺陸域の地質層序表【表】段丘区分、性状対比表【表】文献による活断層及びリニアメント一覧表【表】敷地周辺陸域と海域との地層対比【表】敷地周辺海域の活断層一覧表【図】敷地周辺陸域の地形図・地形区分図【図】敷地周辺陸域の地質図・地質断面図・地質構造図【図】敷地周辺陸域の段丘面及びリニアメント分布図【図】敷地周辺陸域の文献による活断層及びリニアメント分布図

2-2

備考

[2] 発電用原子炉施設の場所に関する気象、地盤、水理、地震、社会環境等の状況

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説

備考【図】敷地周辺海域の海底地形図・海底地質図・海底地質構造図【図】文献による敷地周辺海域の断層分布図《図表一部省略》
 敷地近傍の地質・地質構造の調査内容及び調査結果を記載する。

 敷地近傍の地質・地質構造の調査内容及び調査結果
設置許可申請書 添付書類六：[地盤]－[敷地近傍の地質・地質構造]【表】敷地近傍の地質層序表【図】敷地近傍の地形図・地質図・地質断面図《図一部省略》

 敷地の地質・地質構造の調査内容及び調査結果を記載する。

 敷地の地質・地質構造の調査内容及び調査結果
設置許可申請書 添付書類六：[地盤]－[敷地の地質・地質構造]【表】敷地の地質層序表【図】敷地の地質調査位置図【図】敷地の地質平面図・地質断面図・地質構造図・断層分布図【図】敷地の地質水平断面図・地質鉛直断面図《図表一部省略》 原子炉施設設置位置付近の地質・地質構造及び地盤の調査内容及び調査結果を記

 原子炉施設設置位置付近の地質・地質構造及び地盤の調査内容及び調査結果
設置許可申請書 添付書類六載する。

：[地盤]－[原子炉設置位置付近の地質・地質構造及び地盤]【図】試掘坑及び坑内試験位置図【図】地質調査位置図・平均速度法による弾性波速度測定位置図《図表一部省略》 地質・地質構造及び地盤の調査結果の評価について、以下の項目を含めて記載す 地質・地質構造及び地盤の調査結果の評価
設置許可申請書 添付書類六る。
：{[地盤]－[地質・地質構造及び地盤の調査結果の評価]}－[基礎地盤の安基礎地盤の安定性評価

定性評価]【表】解析用物性値一覧【表】すべり安全率一覧表【表】基盤地盤の支持力及び基礎底面の傾斜【表】くいちがい弾性論に基づく解析

評価結果一覧

建屋傾斜【図】耐震重要施設及び常設重大事故等対処施設の配置図【図】基礎地盤の安定性評価対象断面位置図【図】解析用要素分割図《図表一部省略》

周辺斜面の安定性評価：{同上}－[周辺斜面の安定性評価]【図】山側周辺の平面図及び断面図



地質調査に関する実証性：[地盤]－[地質調査に関する実証性]【表】地質調査会社一覧表

2.4 水理2.4 水理 発電所敷地及び発電所周辺の陸水の状況について、表流水及び地下水を含めて記

 発電所敷地及び発電所周辺の陸水の状況
設置許可申請書 添付書類六載する。

：[水理]－[陸水] 発電所周辺の海象について、潮位及び流況、海水温度を含めて記載する。

 発電所周辺の海象設置許可申請書 添付書類六：[水理]－[海象] 発電所で使用する淡水、復水器冷却用水及び補機冷却用水の利水計画について、

 発電所で使用する淡水、復水器冷却水及び補機冷却用水の利水計画設置許可申請書 添付書類六所要水量を含めて記載する。

：[水理]－[利水計画]
2.5 地震2.5 地震 敷地周辺における地震発生状況、活断層の分布状況を記載する。

 敷地周辺における地震発生状況、敷地周辺における活断層の分布状況

2-3[2] 発電用原子炉施設の場所に関する気象、地盤、水理、地震、社会環境等の状況

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
設置許可申請書 添付書類六：[地震]－[敷地周辺の地震発生状況]【表】主な被害地震の諸元【図】敷地周辺における主な被害地震の震央分布【図】敷地周辺における M5 以上の地震の震央分布・震源鉛直分布【図】敷地周辺における M5 以下の地震の震央分布・震源鉛直分布：[地震]－[活断層の分布状況]【表】敷地周辺の震源として考慮する活断層の諸元【表】敷地周辺の連動を考慮する活断層の諸元【図】敷地周辺の震源として考慮する活断層の分布図【図】敷地周辺の連動を考慮する活断層の範囲

 敷地周辺における主な地震の分類を記載する。

 敷地周辺における主な地震の分類
設置許可申請書 添付書類六：[地震]－[地震の分類]【表】基準地震動の策定への反映事項【図】敷地周辺の震度及び建物等の被害が明らかでない地震の M-Δ図

 敷地における地震波の伝播特性を記載する。

 敷地における地震波の伝播特性
設置許可申請書 添付書類六：[地震]－[敷地における地震波の伝播特性]【表】入力地震動の評価における解放基盤表面の位置【表】小林ほか（2005）の方法を用いて推定した速度構造モデル【図】敷地における 2 次元地下構造モデル《図一部省略》

 基準地震動の策定について、以下の項目を含めて記載する。
 基準地震動の策定

敷地ごとに震源を特定して策定する地震動

設置許可申請書 添付書類六：{[地震]－[基準地震動]}－[敷地ごとに震源を特定して策定する地震動]【表】応答スペクトル算定に用いる活断層の諸元【表】（評価対象とした）断層による地震の断層パラメータ【表】（評価対象とした）断層による地震の検討ケース【表】（評価対象とした）断層による地震及び断層の連動を考慮した地震の地震動評価に用いる要素地震の諸元【表】（評価対象とした）断層による地震及び断層の連動を考慮した地震の断層パラメータ【表】（評価対象とした）断層による地震の地震動評価に用いる要素地震に関する影響評価【図】2007 年新潟中越沖地震の知見を踏まえた地震規模の設定【図】（評価対象とした）断層による地震及び断層の連動を考慮した地
震の震源モデル【図】（評価対象とした）断層による地震動評価に用いる断層パラメー
タの設定フロー【図】（評価対象とした）断層による地震及び断層の連動を考慮した地震の評価結果【図】（評価対象とした）断層による地震の地震動評価に用いる要素地
震の震央位置及び影響評価結果《図一部省略》



震源を特定せず策定する地震動：{同上}－[震源を特定せず策定する地震動]【表】震源と活断層を関連づけることが困難な過去の内陸地殻内地震の震源近傍の観測記録の収集において検討対象とする地震【図】2004 年北海道留萌支庁南部地震の K-NET 港町観測点の観測記録から地下構造モデルの不確かさ、敷地の地盤物性等を考慮して評価した基盤地震動【図】独立行政法人 原子力安全基盤機構（2005）による一様ハザード
スペクトルと加藤他（2004）による応答スペクトルとの比較

2-4

備考

[2] 発電用原子炉施設の場所に関する気象、地盤、水理、地震、社会環境等の状況

JSAR ガイドラインJSAR ガイドライン解説

基準地震動の策定

備考：{同上}－[基準地震動の策定]【表】応答スペクトルに基づく基準地震動の設計用模擬地震波における振幅包絡線の経時的変化【表】設計用模擬地震波 Ss-1 及び Ss-3 の作成結果【表】基準地震動の最大加速度値【図】基準地震動 Ss－1 及び Ss-2 の設計用応答スペクトル【図】基準地震動 Ss－3～Ss-7 の設計用応答スペクトル【図】（評価対象とした）断層の連動を考慮した地震の地震動評価結果と基準地震動 Ss-1～Ss-7 の設計用応答スペクトルの比較【図】「震源を特定せず策定する地震動」と基準地震動 Ss-1～Ss-7 の設計用応答スペクトルの比較【図】設計用模擬地震波 Ss-1 及び Ss-3 の設計用応答スペクトルに対する設計用模擬地震波の応答スペクトル比【図】（評価対象とした）設計用模擬地震波 Ss-1～Ss-8 の加速度時刻
歴波形

基準地震動の超過確率参照：{同上}－[基準地震動の超過確率参照]【表】震源モデルの諸元【表】ロジックツリーの分岐及び重み付けの考え方【図】一様ハザードスペクトルの作成に際して考慮した震源モデル【図】敷地周辺の主要な活断層及び領域震源のロジックツリー【図】平均、地震ごと及びフラクタイル地震

ハザード曲線【図】平均ハザードに基づく一様ハザードスペクトルと（評価対象とした）基準地震動 Ss-1～Ss-7 の設計用応答スペクトルの比較【図】領域震源による一様ハザードスペクトルと（評価対象とした）基
準地震動 Ss-8 の比較
2.6 社会環境

2.6 社会環境

 人口分布について、以下の項目を含めて記載する。

 人口分布

発電所からの方位別、距離別の人口分布



周辺市町村（半径 50km 以内）の人口及び発電所までの距離

設置許可申請書 添付書類六：[社会環境]－[人口分布]【表】発電所から 100km 以内の人口分布【表】発電所から 50km 以内の人口 1 万人以上の市町村【図】発電所から 30km 以内の方位別人口分布【図】発電所周辺の人口 1 万人以上の市町村位置図

 付近の集落及び公共施設について、以下の項目を記載する。


発電所近傍の集落までの距離及び人口

発電所周辺の公共施設

 付近の集落及び公共施設
設置許可申請書 添付書類六：[社会環境]－[付近の集落及び公共施設]【表】発電所から 5km 以内の集落の人口及び距離【表】発電所から 5km 以内の学校、保育所名及び生徒、保育児数【表】発電所から 5km 以内の医療機関【図】発電所から 2km 以内の集落位置【図】発電所から 5km 以内の集落、学校、保育所及び医療機関の位置
図 発電所立地市町村の産業活動について、産業別就業者数を含めて記載する。

 発電所立地市町村の産業活動
設置許可申請書 添付書類六：[社会環境]－[産業活動]【表】主要農産物種類別統計【表】主要飼育家畜種類別統計【表】漁業組合別海産物種類別統計【図】発電所敷地周辺の土地利用状況図

 発電所周辺の交通運輸について、鉄道、主要道路、及び航空路を含めて記載する。

 発電所周辺の交通運輸
設置許可申請書 添付書類六：[社会環境]－[交通運輸]【図】発電所の鉄道及び主要道路図【図】発電所周辺の航空路等図【図】発電所周辺の航空路図

2-5

[2] 発電用原子炉施設の場所に関する気象、地盤、水理、地震、社会環境等の状況

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
設置許可申請書 添付書類十：[追補 2 のⅠ] 「別紙 1（補足 1）有効性評価の事故シーケンスグループ
選定に際しての地震・津波以外の外部事象の考慮について」《発電所に関する航空機事故の確率評価について記載》

 発電所周辺の外部火災影響施設について記載する。

 発電所周辺の外部火災影響施設
設置許可申請書 添付書類六：[地震、津波以外の自然現象]－[外部事象評価に用いる諸条件]－[発電所周辺の危険物貯蔵施設の状況]

2.7 津波2.7 津波 敷地周辺に影響を及ぼした過去の津波の調査結果を記載する。

 敷地周辺に影響を及ぼした過去の津波の調査結果
設置許可申請書 添付書類六：[津波]－[文献調査]【表】日本海沿岸に影響を及ぼした津波の一覧【図】敷地周辺において痕跡高が記録されている津波の波源域【図】新潟県本州沿岸における既往津波高の比較

 基準津波の策定に係る以下の項目について記載する。
 基準津波の策定

評価方法

設置許可申請書 添付書類六：{[津波]－[地震による津波]}－[評価方法]



数値シミュレーション手法及び計算条件：{同上}－[数値シミュレーション手法及び計算条件]【表】数値シミュレーションにおける主な計算条件一覧【図】水深と計算格子分割



再現性の確認：{同上}－[再現性の確認]【図】波源の断層モデル【図】痕跡高と数値シミュレーション結果との比較

検討対象波源及び波源モデル設定方法：{同上}－[検討対象波源及び波源モデル設定方法]

 敷地周辺海域の活断層による津波：{同上}－[敷地周辺海域の活断層による津波]【表】検討ケース一覧【表】活断層の波源諸元【表】活断層の最大水位変動量【表】詳細パラメータスタディにおける波源諸元【表】詳細パラメータスタディにおける最大水位変動量【表】アスペリティモデルの波源諸元【表】アスペリティモデルにおける最大水位変動量【図】活断層分布図【図】波源位置の例【図】アスペリティモデルにおける波源位置

 日本海東縁部の地震による通波：{同上}－[日本海東縁部の地震による津波]【表】検討ケース一覧【表】波源諸元【表】最大水位変動量【表】詳細パラメータスタディにおける波源諸元【表】詳細パラメータスタディにおける最大水位変動量【表】アスペリティモデルの波源諸元【表】アスペリティモデルにおける最大水位変動量【図】想定波源図【図】波源位置の例【図】アスペリティモデルにおける波源位置

 最高水位及び最低水位：{同上}－[最高水位及び最低水位]【表】最大水位変動量が最大となるケースの波源諸元【表】最高水位及び最低水位

2-6

備考

[2] 発電用原子炉施設の場所に関する気象、地盤、水理、地震、社会環境等の状況

JSAR ガイドラインJSAR ガイドライン解説

地震以外の要因による津波（海底地すべり、陸上の斜面崩壊、火山現象等）：[津波]－[地震以外の要因による津波]【表】Watts et al.（2005）による予測式及び二層流モデルに基づく手法における主な計算条件【表】Watts et al.（2005）による予測式及び二層流モデルに基づく手法における最高水位及び最低水位【表】最大水位変動量【表】Huber and Hager （1997）おける予測式の結果【図】文献による海底地すべり位置【図】主な海底地すべり地形【図】海底地すべり地形の断面図【図】計算領域【図】陸上地すべり地形【図】陸上地すべり地形図



地震による津波と地震以外の要因による津波の組合せ：[津波]－[地震による津波と地震以外の要因による津波の組合せ]【表】地震、海底地すべり及び潮位の組合せ条件【表】最高水位及び最低水位



基準津波の評価：[津波]－[基準津波の評価]【表】基準津波定義位置における最高水位及び最低水位【表】基準津波の最高水位及び最低水位【図】基準津波定義位置【図】基準津波定義位置における時刻歴波形【図】取水口全面における時刻歴波形《図一部省略》

 津波堆積物調査結果と数値シミュレーション結果の比較：[津波]－[津波堆積物調査]【表】イベント堆積物の分析及び検討結果【表】数値シミュレーションに基づく津波高さとイベント堆積物の分布
標高との比較
【図】津波堆積物調査地点の位置

 行政機関による津波評価に関する検討：[津波]－[行政機関による津波評価に関する検討]【表】最高水位及び最低水位【図】国の検討会において設定された津波断層モデル【図】地方自治体が日本海東縁部に想定した波源の概要



基準津波の超過確率の参照（確率論的津波ハザード評価の手法を含む）：[津波]－[基準津波の超過確率の参照]【図】ロジックツリー【図】基準津波定義位置におけるフラクタル及び平均ハザード曲線【図】1 号炉取水口前面におけるフラクタル及び平均ハザード曲線

 基準津波に対する安全性（取水路の水位変動及び津波による海底地形変化を含 基準津波に対する安全性む）を記載する。

設置許可申請書 添付書類六：[津波]－[津波に対する安全性]【表】管路解析の主な計算条件【表】管路解析結果【表】水位下降時における原子炉補機冷却系の取水性評価【表】砂移動に関する数値シミュレーションの主な計算条件【表】砂移動の数値シミュレーション結果【図】取水設備の構造図【図】砂移動による堆積浸食分布

2.8 地震、津波以外の自然現象

2.8 地震、津波以外の自然現象(1) 火山(1) 火山 検討の基本方針について記載する。

 検討の基本方針
設置許可申請書 添付書類六：[地震、津波以外の自然現象]－[火山]－[検討の基本方針]

2-7

備考

[2] 発電用原子炉施設の場所に関する気象、地盤、水理、地震、社会環境等の状況

JSAR ガイドライン
 原子力発電所に影響を及ぼし得る火山の抽出について記載する。

JSAR ガイドライン解説
 原子力発電所に影響を及ぼし得る火山の抽出設置許可申請書 添付書類六：[地震、津波以外の自然現象]－[火山]－[原子力発電所に影響を及ぼし得る火山の抽出]【表】地理的領域内の第四紀火山の特徴整理【図】地理的領域内の第四紀火山分布図【図】地理的領域内の火山地質図

 運用期間における火山活動に関する個別評価を記載する。

 運用期間における火山活動に関する個別評価
設置許可申請書 添付書類六：[地震、津波以外の自然現象]－[火山]－[運用期間における火山活動に関する個別評価] 設計対応が不可能な火山事象の評価を記載する。

 設計対応が不可能な火山事象の評価
設置許可申請書 添付書類六：[地震、津波以外の自然現象]－[火山]－[設計対応が不可能な火山事象の評価]【図】地理的領域内の火山地質図【図】地理的領域内の深部低周波数地震分布図【図】地理的領域内の地温勾配分布図【図】地理的領域内の地殻熱流量分布図

 火山事象の影響評価を記載する。

 火山事象の影響評価
設置許可申請書 添付書類六：[地震、津波以外の自然現象]－[火山]－[火山事象の影響評価]【図】敷地周辺の堆積する降下火砕物の給源火山とその分布【図】層厚線図【図】富士山 1707 年「宝永噴火」数値シミュレーション【図】堆積シミュレーション結果【図】降下火砕物堆積厚さ分布図【図】降下火砕物の粒径(2) 竜巻(2) 竜巻 竜巻検討地域の設定について、地域特性の確認を含めて記載する。

 竜巻検討地域の設定
設置許可申請書 添付書類六：[地震、津波以外の自然現象]－[竜巻]－[規格・基準類]【表】藤田スケール【図】竜巻検討地域【図】総観場ごとの竜巻発生地点の分布【図】総観場ごとの竜巻発生地点の分布【図】竜巻の総観場の特徴の比較【図】竜巻の発生する地点と竜巻が集中する地域【図】各地域の竜巻発生要因に関する総観場の特徴【図】F3 規模以上を対象とした SReH、CAPE 同時超過頻度分布【図】EHI の超過頻度分布

 基準竜巻の最大風速の設定について、観測記録、年超過確率評価を含めて記載す 基準竜巻の最大風速の設定る。

設置許可申請書 添付書類六：{[地震、津波以外の自然現象]－[竜巻]}－[観測記録]【表】竜巻検討地域における竜巻の観測記録：{同上}－[年超過確率評価]【表】竜巻発生数の解析結果【表】竜巻風速、被害幅、被害長さの相関係数【図】竜巻風速の確率密度分布【図】竜巻風速の超過確率分布【図】被害幅の確率密度分布【図】被害幅の超過確率分布【図】被害長さの確率密度分布【図】被害長さの超過確率分布【図】竜巻影響エリア

2-8

備考

[2] 発電用原子炉施設の場所に関する気象、地盤、水理、地震、社会環境等の状況

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説【図】竜巻最大風速のハザード：{同上} －[基準竜巻の最大風速の設定]

 設計竜巻の最大風速の設定について、地形効果による影響の考慮を含めて記載す 設計竜巻の最大風速の設定る。

設置許可申請書 添付書類六：｛[地震、津波以外の自然現象]－[竜巻]｝－[設計竜巻の最大風速の設定]【図】発電所周辺の地形【図】発電所東西方向の鉛直断面での地形起伏【図】発電所周辺の地表面粗度【図】竜巻集中地域における竜巻移動方向【図】竜巻集中地域における竜巻移動方向の頻度：｛同上｝－[設計竜巻の特性値の設定]【表】設計竜巻の特性値(3) その他の考慮すべき自然現象(3) その他の考慮すべき自然現象

 発電所敷地で想定されるその他の自然現象（風、低温、降水、積雪、落雷等）の

 発電所敷地で想定されるその他の自然現象のうち、原子炉施設の安全機能を損な

うち、原子炉施設の安全機能を損なわせる恐れがある自然事象について記載すわせる恐れがある自然事象

る。

設置許可申請書 添付書類六：[地震、津波以外の自然現象]－[風（台風）]【表】観測記録：[地震、津波以外の自然現象]－[低温]【表】柏崎市における毎年の最低温度観測記録：[地震、津波以外の自然現象]－[降水]：[地震、津波以外の自然現象]－[積雪]【表】柏崎市における毎年の積雪観測記録：[地震、津波以外の自然現象]－[落雷]：[地震、津波以外の自然現象]－[外部事象評価に用いる諸条件]【表】気象データ（気温、風速、卓越風向、湿度）

2-9

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計[3] 発電用原子炉施設の安全設計
JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説

3.1 安全設計

3.1 安全設計

3.1.1 安全設計の方針

3.1.1 安全設計の方針

 安全設計の方針について、以下の項目を含めて記載する。

 安全設計の方針
設置許可申請書 添付書類八 安全設計の基本方針：{[安全設計]－[安全設計の方針]}－[安全設計の基本方針]

・放射線被ばく【図】核物質防護に関する緊急時の体制図

・異常時過渡時対応
・多重防護・外部からの衝撃
・人の不法な侵入等の防止
・共用・多重性又は多様性及び独立性
・単一故障
・試験検査
・誤操作の防止・安全避難通路等
・全交流動力電源喪失対策設備
 核分裂生成物放散の防止・抑制対策：{同上}－[核分裂生成放散の防止・抑制対策]

 原子炉固有の安全性：{同上}－[原子炉固有の安全性]

 核設計及び熱水力設計の基本方針：{同上}－[核設計及び熱水力設計の基本方針]

 安全保護回路設計の基本方針：{同上}－[安全保護回路設計の基本方針]

 工学的安全施設設計の基本方針：{同上}－[工学的安全施設設計の基本方針]

 重大事故等対処設備に関する基本方針：{同上}－[重大事故等対処設備に関する基本方針]【表】主要な重大事故等対処設備の設備分類等【図】重大事故等対処設備配置及び保管場所図

 安全設備及び重大事故等対処設備が使用される条件の下における健全性に関

設計及び工事計画認可申請書：安全設備及び重大事故等対処設備が使用される条件の下における健全性にする説明書（基本方針）（設工認による）

関する説明書
設置許可申請書 添付書類八 物理的分離及び電気的分離に関する基本方針：{同上}－[物理的分離及び電気的分離に関する基本方針]

 強度設計の基本方針：{同上}－[強度設計の基本方針]

 環境条件：{同上}－[環境条件]

 内部発生飛散物：{同上}－[内部発生飛散物]

 被ばく低減に対する設計上の基本方針：{同上}－[被ばく低減に対する設計上の基本方針]

 耐震設計上重要な設備を設置する施設に関する説明書（自然現象等への配慮

設計及び工事計画認可申請書：発電用原子炉施設の自然現象等による損傷の防止に関する説明書（発電用に関する説明書）（設工認による）

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）
3.1.2 安全機能の重要度分類

3.1.2 安全機能の重要度分類

 安全機能の性質に応じた、安全機能を有する構築物、系統及び機器の分類の考え

 安全機能の性質に応じた、安全機能を有する構築物、系統及び機器の分類の考え
方方を記載する。

設置許可申請書 添付書類八：[安全設計]－[安全機能の重要度分類]－[安全上の機能別重要度分類]【表】安全上の機能別重要度分類【表】本発電用原子炉施設の安全上の機能別重要度分類
 安全上の機能別重要度分類適用に際して、関連系の扱い、二つ以上の安全機能を 安全上の機能別重要度分類適用に際して、間接系の扱い、二つ以上の安全機能を有する場合の扱い、波及影響の防止、異クラス間の接続について原則の考え方を有する場合の扱い、波及影響の防止、異クラス間の接続について原則の考え方記載する。

設置許可申請書 添付書類八

3-1

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説：[安全設計]－[安全機能の重要度分類]－[分類の適用の原則]

3.1.3 耐震設計

3.1.3 耐震設計

 設計基準対象施設について、以下の項目を含めて耐震設計の考え方を記載する。

 設計基準対象施設の耐震設計の考え方
設置許可申請書 添付書類八：{[安全設計]－[耐震設計]－[設計基準対象施設の耐震設計]}

 設計基準対象施設の耐震設計の基本方針－[設計基準対象施設の耐震設計の基本方針]
 耐震重要度分類：{同上}－[耐震重要度分類]【表】クラス別施設

 地震力の算定方法：{同上}－[地震力の算定方法]【表】入力地震動の評価における解放基盤表面の位置【図】弾性設計用地震動 Sd-1～Sd-8 の応答スペクトル【図】弾性設計用地震動 Sd-1～Sd-8 の加速度時刻歴波形【図】弾性設計用地震動 Sd と基準地震動 S1 の応答スペクトルの比較【図】弾性設計用地震動の応答スペクトル及び解放基盤表面における地震動の一様ハザードスペクトル 荷重の組合せと許容限界：{同上}－[荷重の組合せと許容限界]【表】クラス別施設

 設計における留意事項(波及的影響評価を含む)：{同上}－[設計における留意事項]【表】クラス別施設

 構造計画と配置計画：{同上}－[構造計画と配置計画]

 手順等：{同上}－[手順等] 重大事故等対処施設について、以下の項目を含めて耐震設計の考え方を記載す 重大事故等対処施設の耐震設計の考え方
設置許可申請書 添付書類八る。

：{[安全設計]－[耐震設計]－[重大事故等対処施設の耐震設計]}

 重大事故等対処施設の耐震設計の基本方針－[重大事故等対処施設の耐震設計の基本方針]
 重大事故等対処設備の設備分類：{同上}－[重大事故等対処施設の設備分類]【表】重大事故等対処施設の設備分類

 地震力の算定方法：{同上}－[地震力の算定方法]

 荷重の組合せと許容限界：{同上}－[荷重の組合せと許容限界]

 設計における留意事項(波及的影響評価を含む)：{同上}－[設計における留意事項]

 構造計画と配置計画：{同上}－[構造計画と配置計画]

 緊急時対策所：{同上}－[緊急時対策所]

 主要施設（以下の施設、設備を含む）の耐震構造を記載する。

 主要施設の耐震構造設置許可申請書 添付書類八 原子炉建屋：[安全設計]－[耐震設計]－[主要施設の耐震構造]

 タービン建屋 原子炉格納容器
 原子炉圧力容器
 原子炉圧力容器内部構造物
 その他（BWR5）（BWR5）
設置許可申請書 添付書類八 再循環系：[安全設計]－[耐震設計]－[主要施設の耐震構造]
 地震検知による耐震安全性の確保(地震検知器、地震観測等による耐震性の確

 地震検知による耐震安全性の確保の考え方

認)｣の考え方を記載する。

設置許可申請書 添付書類八

3-2

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説：[安全設計]－[耐震設計]－[地震検知による耐震安全性の確保]

3.1.4 耐津波設計

3.1.4 耐津波設計

 設計基準対象施設について、以下の項目を含めて耐津波設計の考え方を記載す

 設計基準対象施設の耐津波設計の考え方
設置許可申請書 添付書類八る。

：{[安全設計]－[耐津波設計]－[設計基準対象施設の耐津波設計]}

 耐津波設計の基本方針(津波防護対象の選定、地形及び施設の配置等の状況、－[設計基準対象施設の耐津波設計の基本方針]

入力津波の設定を含む)【表】入力津波高さ一覧表【表】許容津波高さの設定において考慮する地盤沈下条件【図】入力津波の時刻歴波形【図】基準津波による最高水位分布【図】基準津波による最大浸水深分布
 敷地の特性に応じた津波防護の基本方針：{同上}－[敷地の特性に応じた津波防護の基本方針]【表】津波防護対策の設備分類と設置目的【図】浸水を防止する敷地【図】敷地の特性に応じた設計基準対象施設の津波防護の概要：{同上}－[敷地への浸水防止（外郭防護１）]

 敷地への浸水防止（外郭防護１）【表】流入経路特定結果【表】各経路からの流入評価結果【図】取水槽閉止板の配置【図】取水槽閉止板の概要
 漏水による重要な安全機能への影響防止（外郭防護２）：{同上}－[漏水による重要な安全機能への影響防止（外郭防護２）]【表】浸水想定範囲と防水区画化するエリア【図】浸水想定範囲【図】防水区画化範囲

 津波防護対象設備を内包する建屋及び区画の隔離（内郭防護）：{同上}－[設計基準対象施設の津波防護対象設備を内包する建屋及び区画の隔離（内郭防護）]：{同上}－[水位変動に伴う取水性低下による重要な安全機能への影響防止]

 水位変動に伴う取水性低下による重要な安全機能への影響防止【図】漂流物評価フロー 津波監視：{同上}－[津波監視] 津波影響（波力）軽減（該当設備がある場合）
 耐震設計上重要な設備を設置する施設に関する説明書（津波への配慮に関す

設計及び工事計画認可申請書：発電用原子炉施設の自然現象等による損傷の防止に関する説明書（津波へる説明書）（設工認による）の配慮に関する説明書）
 重大事故等対処施設の耐津波設計について、以下の項目を含めて設計の考え方を 重大事故等対処施設の耐津波設計の考え方
設置許可申請書 添付書類八記載する。

：{[安全設計]－[耐津波設計]－[重大事故等対処施設の耐津波設計]}

 耐津波設計の基本方針(津波防護対象の選定、地形及び施設の配置等の状況、－[重大事故等対処施設の耐津波設計の基本方針]

入力津波の設定を含む)【表】重大事故等対処設備の津波防護対象設備を内包する建屋・区画の分類【図】重大事故等対処施設の津波防護対象設備を内包する建屋及び区画 敷地の特性に応じた津波防護の基本方針：{同上}－[敷地の特性に応じた津波防護の基本方針]【表】津波防護対策の設備分類と設置目的【図】敷地の特性に応じた重大事故等対処施設の津波防護の概要

 敷地への浸水防止（外核防護１）：{同上}－[敷地への浸水防止（外郭防護１）]

 漏水による重大事故等に対処するために必要な機能への影響防止（外郭防護：{同上}－[漏水による重大事故等に対処するために必要な機能への影響防

２）止（外郭防護２）] 津波防護対象設備を内包する建屋及び区画の隔離（内郭防護）：{同上}－[重大事故等対処施設の津波防護対象設備を内包する建屋及び区

3-3

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
画の隔離（内郭防護）] 水位変動に伴う取水性低下による重大事故等に対処するために必要な機能へ：{同上}－[水位変動に伴う取水性低下による重大事故等に対処するためにの影響防止必要な機能への影響防止]

 津波監視：{同上}－[津波監視] 津波影響（波力）軽減（該当設備がある場合）
設計及び工事計画認可申請書

 耐震設計上重要な設備を設置する施設に関する説明書（津波への配慮に関する説明書）（設工認による）：発電用原子炉施設の自然現象等による損傷の防止に関する説明書（津波への配慮に関する説明書）

3.1.5 火災防護に関する基本方針

3.1.5 火災防護に関する基本方針(1) 設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針(1) 対象施設の火災防護に関する基本方針

 火災防護対策の基本事項について、以下の項目を含めて記載する。

 火災防護対策の基本事項
設置許可申請書 添付書類八：{[安全設計]－[火災防護に関する基本方針]－[設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針]－[基本事項]}

 火災区域及び火災区画の設定：{同上}－[火災区域及び火災区画の設定]

 安全機能を有する構築物，系統及び機器の選定：{同上}－[安全機能を有する構築物、系統及び機器]

 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：{同上}－[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]

統及び機器の選定：{同上}－[放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能を有する構築物、系統及び

 放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能を有する構築物，系統及び機器の選定

機器] 火災防護対象機器及び火災防護対象ケーブルの選定：{同上}－[火災防護対象機器及び火災防護対象ケーブル]

 火災防護計画の策定：{同上}－[火災防護計画]

 火災の発生防止について、以下の項目を含めて記載する。

 火災の発生防止設置許可申請書 添付書類八：{[安全設計]－[火災防護に関する基本方針]－[設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針]－[火災発生防止に係る設計方針]－[火災発生防止対策]}

 発火性または引火性物質への対策：{同上}－[発火性又は引火性物質]

 可燃性の蒸気又は微粉への対策：{同上}－[可燃性の蒸気又は可燃性の微粉の対策]

 発火源への対策：{同上}－[発火源への対策]

 水素ガスへの対策：{同上}－[水素ガス対策]

 放射線分解等により発生する水素ガスの蓄積防止対策：{同上}－[放射線分解等により発生する水素ガスの蓄積防止対策]

 過電流による過熱防止対策：{同上}－[過電流による過熱防止対策]

 不燃性材料又は難燃性材料の使用：{[安全設計]－[火災防護に関する基本方針]－[設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針]－[火災発生防止に係る設計方針]}－[不燃性材料又は難燃性材料の使用]：{同上}－[自然現象による火災発生の防止]

 自然現象による火災発生の防止
 火災の感知及び消火に係る設計方針について、以下の項目を含めて記載する。

 火災の感知及び消火に係る設計方針
設置許可申請書 添付書類八

3-4

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説：{[安全設計]－[火災防護に関する基本方針]－[設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針]－[火災の感知及び消火に係る設計方針]}

 火災感知設備：{同上}－[火災感知設備]

 消火設備：{同上}－[消火設備]

 自然現象の考慮：{同上} －[自然現象の考慮]

 消火設備の破損、誤動作又は誤操作による安全機能への影響：{同上}－[消火設備の破損、誤動作又は誤操作]

 火災の影響軽減のための対策について、以下の項目を含めて記載する。

 火災の影響軽減のための対策
設置許可申請書 添付書類八 安全機能を有する構築物、系統、及び機器の重要度に応じた火災の影響軽減：{[安全設計]－ [火災防護に関する基本方針]のための対策－[設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針]－[火災の影響軽減のための対策]}－[安全機能を有する構築物、系統及び機器の重要度に応じた火災の影響軽減のための対策]
 火災影響評価：{同上} －[火災影響評価]
 個別の火災区域又は火災区画における留意事項を記載する。

 個別の火災区域又は火災区画における留意事項
設置許可申請書 添付書類八：[安全設計]－[火災防護に関する基本方針]－[設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針]－[個別の火災区域又は火災区画における留意事項](2) 重大事故等対処施設の火災防護に関する基本方針(2) 重大事故等対処施設の火災防護に関する基本方針

 火災防護対策の基本事項について、以下の項目を含めて記載する。

 火災防護対策の基本事項
設置許可申請書 添付書類八：{[安全設計]－[火災防護に関する基本方針]－[重大事故等対処施設の火災防護に関する基本方針]－[基本事項]}

 火災区域及び火災区画の設定：{同上}－[火災区域及び火災区画の設定]

 火災防護対象機器及び火災防護対象ケーブルの選定：{同上}－[火災防護対象機器及び火災防護ケーブル]

 火災防護計画の策定：{同上}－[火災防護計画]

 火災の発生防止について、以下の項目を含めて記載する。

 火災の発生防止設置許可申請書 添付書類八：{[安全設計]－[火災防護に関する基本方針]－[重大事故等対処施設の火災防護に関する基本方針]－[火災発生防止]－[重大事故等対処施設の火災発生防止]}

 発火性又は引火性物質への対策：{同上}－[発火性または引火性物質]

 可燃性の蒸気及び微粉への対策：{同上}－[可燃性の蒸気及び微粉への対策]

 発火源への対策：{同上}－[発火源への対策]

 水素ガスへの対策：{同上}－[水素ガス対策]

 放射線分解等により発生する水素ガスの蓄積防止対策：{同上}－[放射線分解等により発生する水素ガスの蓄積防止対策]

 過電流による過熱防止対策：{同上}－[過電流による過熱防止対策]

 不燃性材料又は難燃性材料の使用：{[安全設計]－[火災防護に関する基本方針]－[重大事故等対処施設の火災防護に関する基本方針]－[火災発生防止]}－[不燃性材料又は難燃性材料の使用]

3-5

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説

 落雷，地震等の自然現象による火災発生の防止
 火災の感知及び消火について、以下の項目を含めて記載する。

：{同上}－[落雷、地震等の自然現象による火災発生の防止]
 火災の感知及び消火設置許可申請書 添付書類八：{[安全設計]－[火災防護に関する基本方針]－[重大事故等対処施設の火災防護に関する基本方針]－[火災の感知及び消火]} 火災感知設備：{同上}－[火災感知設備]

 消火設備：{同上}－[消火設備]

 自然現象：{同上}－[自然現象]

 消火設備の破損、誤動作又は誤操作による重大事故等対処施設への影響：{同上}－[消火設備の破損、誤作動又は誤操作による重大事故等対処施設への影響]

 火災の影響軽減のための対策について、以下の項目を含めて記載する。

 火災の影響軽減のための対策
設置許可申請書 添付書類八 安全機能を有する構築物、系統、及び機器の重要度に応じた火災の影響軽減：{[安全設計]－[火災防護に関する基本方針]のための対策－[重大事故等対処施設の火災防護に関する基本方針]－[その他]}

 火災影響評価
 個別の火災防護対策を実施する火災区域または火災区画を記載する。

 個別の火災防護対策を実施する火災区域または火災区画設置許可申請書 添付書類八：{[安全設計]－[火災防護に関する基本方針]－[重大事故等対処施設の火災防護に関する基本方針]－[その他]}

3.1.6 溢水防護に関する基本方針

3.1.6 溢水防護に関する基本方針

 溢水防護の基本設計方針を記載する。

 溢水防護の基本設計方針
設置許可申請書 添付書類八：[安全設計]－[溢水防護に関する基本方針]

 原子炉施設及び使用済燃料プールの溢水評価について、以下の項目を含めて設計

 原子炉施設の溢水評価に関する設計方針
設置許可申請書 添付書類八方針を記載する。
：{[安全設計]－[溢水防護に関する基本方針]}

溢水防護対象設備を抽出するための方針－[溢水防護対象設備を抽出するための方針]【表】溢水から防護すべき系統設備
 溢水源及び溢水量を設定するための方針：{同上}－[溢水源及び溢水量を設定するための方針]

 溢水防護区画及び溢水経路を設定するための方針：{同上}－[溢水防護区画及び溢水経路を設定するための方針]

 溢水影響(没水、被水、蒸気放出の影響)に対する評価及び溢水防護対象設備：{同上}－[溢水防護対象設備を防護するための設計方針]【表】溢水防護対象設備の機能喪失高さの考え方を防護するための設計方針（高エネルギー配管破断時の格納施設の健全性確認を含む）
 海水ポンフﾟ室内の溢水防護対象設備を防護するための設計方針（該当設備がある場合）
 溢水防護区画を内包するエリア外及び建屋外からの流入防止に関する設計方：{同上}－[溢水防護区域を内包するエリア外及び建屋外からの流入防止に針関する設計方針]
追加記載事項：格納容器外での高エネルギー配管破断時における、格納施設の健全性確認について記載する。(補足資料１-⑧) 放射性物質を含んだ液体の管理区域外への漏えいを防止するための設計方針に

 放射性物質を含んだ液体の管理区域外への漏えいを防止するための設計方針ついて記載する。

設置許可申請書 添付書類八：[安全設計]－[溢水防護に関する基本方針]－[放射性物質を含んだ液体の管理区域外への漏えいを防止するた

3-6

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
めの設計方針] 溢水防護に関する手順等について記載する。

 溢水防護に関する手順等
設置許可申請書 添付書類八：[安全設計]－[溢水防護に関する基本方針]－[手順等]3.1.7 竜巻防護に関する基本方針

3.1.7 竜巻防護に関する基本方針

 竜巻防護に関する設計方針について、以下の項目を含めて記載する。

 竜巻防護に関する設計方針
設置許可申請書 添付書類八：{[安全設計]－[外部からの衝撃による損傷の防止に関する基本方針]－[竜巻防護に関する基本方針]－[設計方針]}

 竜巻に対する設計の基本方針：{同上}－[竜巻に対する設計の基本方針]

 設計竜巻の設定：{同上}－[設計竜巻の設定]

 外部事象防護対象施設のうち評価対象施設の選定：{同上}－[外部事象防護対象施設のうち評価対象施設]

 外部事象防護対象施設に波及的影響を及ぼし得る評価対象施設の選定：{同上}－[外部事象防護対象施設に波及的影響を及ぼし得る評価対象施設]

 設計飛来物の設定：{同上}－[設計飛来物の設定]【表】発電所における設計飛来物

 荷重の組み合わせと許容限界：{同上}－[荷重の組み合わせと許容限界]

 評価対象施設等の設計方針：{同上}－[評価対象施設等の設計方針]

 竜巻随伴事象に対する評価：{同上}－[竜巻随伴事象に対する評価]

 耐震設計上重要な設備を設置する施設に関する説明書（竜巻への配慮に関す

設計及び工事計画認可申請書：発電用原子炉施設の自然現象等による損傷の防止に関する説明書（竜巻へる説明書）（設工認による）の配慮に関する説明書）
 竜巻の襲来が予想される場合及び竜巻襲来時の対応を含めて竜巻防護に係る方策を維持し、実施するための手順等を記載する。
（手順等がある場合）
3.1.8 火山防護に関する基本方針

3.1.8 火山防護に関する基本方針

 火山防護に関する設計方針について、以下の項目を含めて記載する。

 火山防護に関する設計方針
設置許可申請書 添付書類八：{[安全設計]－[外部からの衝撃による損傷の防止に関する基本方針]－[火山防護に関する基本方針]－[設計方針]}

 火山事象に対する設計の基本方針：{同上}－[火山事象に対する設計の基本方針]

 降下火砕物の選定：{同上}－[降下火砕物の設計条件]

 評価対象施設の選定：{同上}－[設計対象施設の抽出]【表】評価対象施設

 降下火砕物による影響(直接的影響(荷重、閉塞、摩耗、腐食、大気汚染、水：{同上}－[降下火砕物による影響の選定]

質汚染、絶縁低下)、間接的影響(外部電源喪失、アクセス制限))の選定
 降下火砕物の直接的影響に対する設計方針：{同上}－[降下火砕物の直接的影響に対する設計]

 降下火砕物の間接的影響に対する設計方針：{同上}－[降下火砕物の間接的影響に対する設計方針]

 耐震設計上重要な設備を設置する施設に関する説明書（火山への配慮に関す

設計及び工事計画認可申請書：発電用原子炉施設の自然現象等による損傷の防止に関する説明書（火山へる説明書）（設工認による）の配慮に関する説明書）
 降下火砕物の降灰時における対応を含めて火山防護に係る方策を維持し、実施す 降下火砕物の降灰時における対応を含めて火山防護に係る方策を維持し、実施す

3-7

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説

るための手順等を記載する。

るための手順等
設置許可申請書 添付書類八：[安全設計]－[外部からの衝撃による損傷の防止に関する基本方針]－[火山防護に関する基本方針]－[手順等]3.1.9 外部火災防護に関する基本方針

3.1.9 外部火災防護に関する基本方針

 外部火災防護に関する設計方針について、以下の項目を含めて記載する。

 外部火災防護に関する設計方針
設置許可申請書 添付書類八：{[安全設計]－[外部からの衝撃による損傷の防止に関する基本方針]－[外部火災防護に関する基本方針]－[設計方針]}【表】外部火災にて想定する火災：{同上}－[設計対象施設]

 評価対象施設の選定【表】外部事象防護対象施設：{同上}－[森林火災]

 森林火災の想定及び熱影響【図】防火帯設置図：{同上}－[近隣産業施設の火災・爆発] 近隣産業施設の火災・爆発の想定及び熱影響【表】危険物製造所等許可施設一覧【図】危険物貯蔵施設等配置図【図】漂流船舶の離隔距離【図】危険物タンク等配置図：{同上}－[航空機墜落による火災]

 航空機墜落による火災の想定及び熱影響【表】落下事故のカテゴリと対象航空機
 二次的影響(ばい煙、有毒ガス)：{同上}－[二次的影響（ばい煙等）]【表】ばい煙による影響評価

 耐震設計上重要な設備を設置する施設に関する説明書（外部火災への配慮に

設計及び工事計画認可申請書：発電用原子炉施設の自然現象等による損傷の防止に関する説明書（外部火関する説明書）（設工認による）

災への配慮に関する説明書）
 火災発生時の消火活動のための体制を記載する。

 火災発生時の消火活動のための体制
設置許可申請書 添付書類八：[安全設計]－[外部からの衝撃による損傷の防止に関する基本方針]－[外部火災防護に関する基本方針]－[体制]【表】自衛消防隊編成【図】自衛消防組織体制

 外部火災発生時の対応を含めて火災防護に係る方策を維持するための手順等を

 外部火災発生時の対応を含めて火災防護に係る方策を維持するための手順等記載する。

設置許可申請書 添付書類八：[安全設計]－[外部からの衝撃による損傷の防止に関する基本方針]－[外部火災防護に関する基本方針]－[手順等]3.1.10 外部からの衝撃による損傷の防止に関する基本方針

3.1.10 外部からの衝撃による損傷の防止に関する基本方針

 外部からの衝撃による損傷の防止に関する基本方針について，想定する外部から

 外部からの衝撃による損傷の防止に関する基本方針
設置許可申請書 添付書類八の衝撃の項目ごとに記載する。

：｛[安全設計]－[外部からの衝撃による損傷の防止に関する基本方針]｝(詳細項目は各プラントに応じて設ける)－[風（台風）防護に関する基本方針]：{同上}－[低温（凍結）防護に関する基本方針]：{同上}－[降水防護に関する基本方針]：{同上}－[積雪防護に関する基本方針]：{同上}－[落雷防護に関する基本方針]：{同上}－[地滑り防護に関する基本方針]

3-8

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説：{同上}－[生物学的事象防護に関する基本方針]：{同上}－[有毒ガス防護に関する基本方針]：{同上}－[船舶の衝突防護に関する基本方針]：{同上}－[電磁的障害防護に関する基本方針]

3.1.11 品質保証の基本方針

3.1.11 品質保証の基本方針

 設計、製作、据付け等の各段階において実施する品質保証活動の方針を記載する。

 設計、製作、据付け等の各段階において実施する品質保証活動の方針
設置許可申請書 添付書類八：[安全設計]－[品質保証の基本方針]
設置許可申請書 添付書類五：[発電用原子炉施設の設置及び運転に関する技術的能力に関する説明書]－[設計及び運転等に係る品質保証活動]

3.1.12 原子炉設置変更許可申請に係る安全設計の方針

3.1.12 原子炉設置変更許可申請に係る安全設計の方針

 原子炉設置（変更）許可申請に係る安全設計の方針について、「実用発電用原子 原子炉設置（変更）許可申請に係る安全設計の方針
設置許可申請書 添付書類八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」への適合性を含：{[安全設計]－[発電用原子炉設置変更許可申請に係る安全設計の方針]}

めて記載する。

－[原子炉設置変更許可申請に係る発電用軽水型原子炉施設に関する
安全設計審査指針への適合]：{同上}－[発電用原子炉設置変更許可申請に係る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への適合]

3-9

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン
3.2 プラント配置

JSAR ガイドライン解説
3.2 プラント配置
設置許可申請書 添付書類八：[プラント配置]－[概要] 原子炉施設の発電所敷地内における配置の設計方針について、以下の項目を含め

 原子炉施設の発電所敷地内における配置の設計方針
設置許可申請書 添付書類八て記載する。

：[プラント配置]－[設計方針]

 平常運転時における周辺監視区域境界での線量限度
 不法な接近・侵入の防止
 プラントの主要建物及び構造物を記載する。

 プラントの主要建物及び構造物設置許可申請書 添付書類八：[プラント配置]－[主要設備]

 発電所敷地内の主要建物及び構造物の配置について、平面図・断面図を含めて記

 発電所敷地内の主要建物及び構造物の配置載する。

設置許可申請書 添付書類八：[プラント配置]－[全体配置]【図】発電所一般配置図：[プラント配置]－[建物及び構築物]【図】機器配置図【図】断面図【図】固体廃棄物貯蔵庫平断面図【図】固体廃棄物処理建屋平断面図

 発電所敷地内の主要建物及び構造物について、構造、敷地内の配置及び収納施設

 発電所敷地内の主要建物及び構造物を含めて記載する。

設置許可申請書 添付書類八：[プラント配置]－[建物及び構造物]

3-10

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説

3.3 原子炉及び炉心3.3 原子炉及び炉心 燃料、原子炉圧力容器内部構造物及び反応度制御系の様々な原子炉構成要素につ 燃料、原子炉圧力容器内部構造物及び反応度制御系の様々な原子炉構成要素に関いて、概要を記載する。また、核設計及び熱水力設計の概要について記載する。

する概要並びに核設計及び熱水力設計の概要
設置許可申請書 添付書類八：[原子炉本体]－[概要]【表】発電用原子炉及び炉心の主要設計仕様【図】燃料集合体概要図【図】原子炉圧力容器内部構造図【図】制御棒駆動機構概要図【図】原子炉圧力容器内の冷却材の流れ【図】燃料支持金具

3.3.1 機械設計

3.3.1 機械設計

(1) 燃料(1) 燃料 燃料の構成について記載する。

 燃料構成設置許可申請書 添付書類八：[原子炉本体]－[機械設計]－[燃料]－[概要]【表】燃料設計仕様概要

 通常運転時及び運転時の異常な過渡変化時において燃料の健全性を確保するた 通常運転時及び運転時の異常な過渡変化時における燃料の健全性を確保するための以下の項目を含めて設計方針を記載する。

めの設計方針 燃料の許容設計限界

設置許可申請書 添付書類八：[原子炉本体]－[機械設計]－[燃料]－[設計方針]

 被覆管応力 疲労の累積係数
 燃料棒及び燃料集合体の健全性が保たれることを確認するための、解析方法につ 燃料棒及び燃料集合体の健全性が保たれることを確認するための解析方法

いて記載する。参考文献等を参照してもよい。

設置許可申請書 添付書類八：[原子炉本体]－[機械設計]－[燃料]－[参考文献]

 燃料棒及び燃料集合体の仕様及び概要について、以下の項目を含めて記載する。

 燃料棒及び燃料集合体の仕様及び概要
設置許可申請書 添付書類八 原子炉及び炉心の仕様：[原子炉本体]－[機械設計]－[燃料]－[概要] 燃料仕様【表】燃料設計仕様概要：[原子炉本体]－[機械設計]－[燃料]－[主要設備]【図】燃料集合体内の燃料棒配置図【図】燃料集合体の構造図【図】燃料集合体概要図
 燃料集合体構造図(設工認による)認計及び工事計画認可申請書：原子炉本体の構造図
・燃料集合体 燃料設計の評価について、以下の項目を含めて記載する。

 燃料設計の評価
設置許可申請書 添付書類八 材料：[原子炉本体]－[機械設計]－[燃料]－[機械設計]

 照射効果 燃料温度 燃料棒内圧 応力解析
 応力サイクル及び疲労限界
 燃料棒振動 フレッティング腐食
 水素化
 被覆管のクリープ圧潰
 ペレット-被覆管相互作用
 寸法形状安定性
 燃料集合体の輸送及び取扱い
 燃料の健全性を確認するために実施する試験検査について記載する。

 燃料の健全性を確認するため試験検査
その他
使用前検査及び定期事業者検査要領書を参照

3-11

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説

 燃料の製作及び品質管理について、製造工程及び製造時に実施する試験管理項目

 燃料の製作及び品質管理における製造工程及び製造時に実施する試験管理項目を記載する。

設置許可申請書 添付書類八：[原子炉本体]－[機械設計]－[燃料]－[燃料の製造及び検査]【図】燃料の製造工程概略図

 燃料の使用実績について記載する。実績のない場合は、先行試験について記載す 燃料の使用実績（実績のない場合は先行試験）る。

設置許可申請書 添付書類八：[原子炉本体]－[機械設計]－[燃料]－[燃料の使用実績](2) 原子炉圧力容器内部構造物(2) 原子炉圧力容器内部構造物

 原子炉圧力容器内部構造物の構成と機能について記載する。

 原子炉圧力容器内部構造物の構成と機能
設置許可申請書 添付書類八：[原子炉本体]－[機械設計]－[原子炉圧力容器内部構造物]－[概要] 原子炉圧力容器内部構造物について、以下の項目を含めて設計方針を記載する。

 原子炉圧力容器内部構造物の設計方針

 熱除去

設置許可申請書 添付書類八 構造強度(燃料集合体の保持を含む)：[原子炉本体]－[機械設計]－[原子炉圧力容器内部構造物]－[設計方針]

 計測
 材料
 燃料取替及び試験検査
 基本設計方針(設工認による)設計及び工事計画認可申請書：原子炉本体の基本設計方針、適用基準及び適用規格

 適用基準及び適用規格(設工認による)
 主要設備の仕様、及び概要を記載する。また、以下の項目について記載する。

 原子炉圧力容器内部構造物の主要設備の仕様及び概要
設置許可申請書 添付書類八：[原子炉本体]－[機械設計]－[原子炉圧力容器内部構造物]－[主要設備の仕様]【表】内部構造物主要仕様【図】原子炉圧力容器内部構造図：{同上}－[主要設備]【図】気水分離器【図】蒸気乾燥器【図】冷却材再循環ポンプ外形図

 炉心支持構造物の要目、また別途指定する項目について設定根拠(設工認によ

設計及び工事計画認可申請書

る)：原子炉本体（炉心支持構造物）に係る要目表
・炉心シュラウド（種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数）・シュラウドサポート（同上）・上部格子板（同上）・炉心支持板（同上）・中央燃料支持金具（同上）・周辺燃料支持金具（同上）・制御棒案内管（同上）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（炉心支持構造物）
・炉心シュラウド（最高使用圧力、最高使用温度及び個数）・シュラウドサポート（同上）・上部格子板（同上）・炉心支持板（同上）・中央燃料支持金具（同上）・周辺燃料支持金具（同上）・制御棒案内管（同上） 耐震重要度分類に応じた耐震性に関する説明(設工認による)設計及び工事計画認可申請書：耐震性に関する説明書（炉心支持構造物）
・炉心シュラウド・シュラウドサポート

3-12

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
・上部格子板・炉心支持板・中央燃料支持金具
・周辺燃料支持金具・制御棒案内管 技術基準規則で分類されるクラスに応じた強度評価の内容(設工認による)設計及び工事計画認可申請書：強度に関する説明書（炉心支持構造物）
・炉心シュラウドの応力計算書
・シュラウドサポートの応力計算書
・上部格子版応力計算書
・炉心支持版の応力計算書
・制御棒案内管の応力計算書

 構造図(設工認による)設計及び工事計画認可申請書：原子炉本体の構造図（炉心支持構造物）
・炉心シュラウド・シュラウドサポート
・上部格子板・炉心支持板・中央燃料支持金具
・周辺燃料支持金具・制御棒案内管 炉心支持構造物の応力腐食割れ対策に関する説明(設工認による)設計及び工事計画認可申請書：クラス１機器及び炉心支持構造物の応力腐食割れ対策に関する説明書

 原子炉圧力容器内部構造物の健全性を確認するために実施する試験検査につい 原子炉圧力容器内部構造物の健全性を確認する試験検査て記載する。

設置許可申請書 添付書類八：[原子炉本体]－[機械設計]－[原子炉圧力容器内部構造物]－[試験検査]
その他
使用前検査及び定期事業者検査要領書を参照

 原子炉圧力容器内部構造物の評価について、設計方針を満足する設計となってい 原子炉圧力容器内部構造物の評価ることを記載する（流体振動を含む）。

設置許可申請書 添付書類八：[原子炉本体]－[機械設計]－[原子炉圧力容器内部構造物]－[評価]追加記載事項：流体振動に係る確認について記載する。(補足資料１-①)

3.3.2 核設計

3.3.2 核設計

 核設計の設計⽅針について、以下の項⽬を含めて記載する。

 核設計の設計方針
設置許可申請書 添付書類八 反応度係数：[原子炉本体]－[核設計]－[設計方針]

 キセノンの空間振動
 制御棒の最⼤反応度価値及び反応度添加率 ほう酸水注水系の停止能力
 制御棒による停止余裕 出力分布の制御
 炉心寿命 反応度制御系の機能
 ウラン・プルトニウム混合酸化物燃料集合体のプルトニウム富化度（ウラン・プルトニウム混合酸化物燃料を使用する場合に記載する）
 核設計で使用した解析方法について，以下の項目を含めて記載する。参考文献等

 核設計で使用した解析方法を参照してもよい。

設置許可申請書 添付書類八 解析に使用した計算コードのモデル，検証及び妥当性確認の方法と結果
 核設計の主要な入力値及び設計値並びに主要な制限値について記載する。

：[原子炉本体]－[核設計]－[解析方法]
 核設計の主要な入力値及び設計値並びに主要な制限値
設置許可申請書 添付書類八：[原子炉本体]－[核設計]－[核特性データ]

3-13

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説【図】ドップラ係数【図】減速材ボイド係数

 核設計項目について、以下の項⽬を含めて記載する

 核設計項目 反応度（反応度制御，制御棒価値，スクラム反応度を含む）

設置許可申請書 添付書類八 反応度係数(燃料棒温度(ドップラ)，減速材ボイド，減速材温度を含む）：[原子炉本体]－[核設計]－[炉心特性]【図】最大価値制御棒引き抜き時の実効増倍率の燃焼度依存性

 出力分布(ピーキング係数(半径方向，軸方向，局所)，設計出力分布、測定方【図】設計用スクラム反応度曲線法及び不確定性を含む）
 燃料濃縮度等及び燃料取替【図】ドップラ係数

 制御棒引抜手順及び制御棒パターン【図】ドップラ効果

 キセノンによる影響【図】減速材ボイド係数

 燃料取替え（燃料取替えの考え方を含む）
 反応度制御設備の制御能力（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：制御能力についての計算書
追加記載事項：出力分布測定の方法及び不確定性について記載する。(補足資料１-②)

3.3.3 熱水力設計

3.3.3 熱水力設計

 熱水力設計について概要を記載する。

 熱水力設計の概要
設置許可申請書 添付書類八：[原子炉本体]－[熱水力設計]－[概要] 通常運転時及び運転時の異常な過渡変化時において、燃料健全性を確保するため

 熱水力に関する設計方針
設置許可申請書 添付書類八の設計方針について、以下の項目を含めて記載する。

：{[原子炉本体]－[熱水力設計]}－[設計方針]

 熱水力設計上の燃料の許容設計限界
 通常運転時の熱的制限値：{同上}－[熱水力設計上の燃料の許容設計限界]【表】炉心状態を監視するパラメータの標準偏差：{同上}－[通常運転時の熱的制限値]【表】MCPR 設計限界値を決めるための過渡応答解析
 原子炉の熱水力設計で使用した解析手法について記載する。

 熱水力設計で使用した解析手法
設置許可申請書 添付書類八：[原子炉本体]－[熱水力設計]－[解析方法]

 原子炉の熱水力設計上の特性について，以下の項目を含めて記載する。

 熱水力設計上の特性
設置許可申請書 添付書類八 最小限界出力比(MCPR)：[原子炉本体]－[熱水力設計]－[熱水力特性]

 最大線出力密度(MLHGR)
 沸騰遷移相関式【図】限界クオリティと沸騰長さの関係

 出力分布【図】最高出力チャンネルの熱水力特性

 炉心流量分布及びオリフィス設計【図】運転特性図

 炉心圧力損失
 過渡状態に対する余裕
 通常運転時特性
 流量制御また、以下の項目について記載する。
 熱出力計算書（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：熱出力計算書

 熱水力設計の主要な設計値（熱水力特性データ）を記載する。

 熱水力設計の主要な設計値（熱水力特性データ）
設置許可申請書 添付書類八：[原子炉本体]－[熱水力設計]－[熱水力特性データ]

3.3.4 動特性

3.3.4 動特性

 動特性について概要を記載する。

 動特性の概要
設置許可申請書 添付書類八：[原子炉本体]－[動特性]－[概要]

3-14

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン
 動特性について、以下の項目を含めて設計方針を記載する。

JSAR ガイドライン解説
 動特性を考慮にいれた設計方針
設置許可申請書 添付書類八 チャンネル水力学的安定性：[原子炉本体]－[動特性]－[安定性の定義及び設計方針]

 炉心安定性 領域安定性 プラント安定性 キセノン安定性
 動特性評価に使用した解析方法について，解析対象となる以下の安定性の種類毎

 動特性評価に使用した解析方法
設置許可申請書 添付書類八に記載する。
（解析内容、及び解析モデルの概要を含む）。

：[原子炉本体]－[動特性]－[解析方法]

 チャンネル水力学的安定性
 炉心安定性【図】チャンネル水力学的安定性解析ブロック図 領域安定性【図】炉心・領域安定性解析ブロック図

 プラント安定性【図】系統全体の動特性解析モデル

 キセノン安定性
 原子炉の動特性評価結果として、以下の項目について記載すること。

 原子炉の動特性評価結果
設置許可申請書 添付書類八 チャンネル水力学的安定性：[原子炉本体]－[動特性]－[解析結果]

 炉心安定性 領域安定性【図】炉心安定性と出力

 プラント安定性【図】制御棒引き抜き 10 セント相当

 キセノン安定性【図】圧力制御装置設定点 0.069MPa（0.70kg/cm2）増加【図】原子炉水位設定点 15cm 増加【図】再循環流量制御設定点 10%減少・10%増加【図】炉心寸法とキセノン空間振動【図】キセノン空間振動の安定性

3-15

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説

3.4 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設

3.4 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設

3.4.1 燃料の取扱設備及び貯蔵設備

3.4.1 燃料体等の取扱設備及び貯蔵設備(1) 通常運転時等(1) 通常運転時等

 燃料の取扱設備及び貯蔵設備の機能及び概要について記載する。

 燃料の取扱設備及び貯蔵設備の機能及び概要
設置許可申請書 添付書類八：[核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設]－[燃料体等の取扱設備及び貯蔵設備]－[通常運転時等]－[概要]【図】新燃料貯蔵庫及び使用済燃料貯蔵設備概要図

 燃料の取扱設備及び貯蔵施設について、以下の項目を含めて設計方針を記載す

 燃料の取扱設備及び貯蔵施設の設計方針
設置許可申請書 添付書類八る。

：[核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設]

 未臨界性

－[燃料体等の取扱設備及び貯蔵設備]－[通常運転時等]－[設計方針]

 非常用補給能力
 貯蔵能力 遮蔽
 漏えい防止，漏えい監視及び崩壊熱の除去能力の喪失に至る状態の監視
 構造強度 落下防止 雰囲気の浄化
 除染
 被ばく低減
 燃料取扱場所のモニタリング
 試験検査 基本設計方針（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の基本設計方針、適用基準及び適用規 適用基準及び適用規格（設工認による）格
 燃料取扱及び貯蔵設備の主要設備の仕様及び概要を記載する。また、以下の項目

 燃料取扱及び貯蔵設備の主要設備の仕様及び概要について記載する。

設置許可申請書 添付書類八：{[核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設]－[燃料体等の取扱設備及び貯蔵設備]－[通常運転時等]}－[主要設備の仕様]【表】使用済燃料プール主要仕様：{同上}－[主要設備]

 主要設備の要目、また別途指定する項目について設定根拠（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設（燃料取扱設備）に係る要目表
・燃料取替機（種類、容量、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・原子炉建屋クレーン（同上）・燃料チャンネル着脱機（同上）：核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設（新燃料貯蔵設備）に係る要目表
・新燃料貯蔵設備（種類、容量、主要寸法、材料及び個数）
・新燃料仮貯蔵庫（1～7 号機共用）：核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設（使用済燃料貯蔵設備）に係る要目表
・使用済燃料貯蔵プール（種類、容量、主要寸法、材料及び個数）
・キャスクピット（同上）・使用済燃料貯蔵ラック（同上）・制御棒・破損燃料貯蔵ラック（同上）・制御棒貯蔵ハンガ（同上）・使用済燃料貯蔵プール温度（種類、計測範囲、取付箇所及び個数）
・燃料プール冷却浄化系ポンプ入口温度（同上）・使用済燃料貯蔵プール水位（同上）・使用済燃料貯蔵プールライナ漏えい検出（同上）・使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）（同上）・使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）（同上）：放射線管理施設（放射線管理用計測装置（プロセスモニタリング設備））に係る要目表・燃料取替エリア排気放射線モニタ（検出器の種類、計測範囲、警報

3-16

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
動作範囲、取付箇所及び個数）
・原子炉区域換気空調系排気放射線モニタ（同上）：放射線管理施設（放射線管理用計測装置（エリアモニタリング設備））に係る要目表
・燃料貯蔵プールエリア放射線モニタ（検出器の種類、計測範囲、警報動作範囲、取付箇所及び個数）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（使用済燃料貯蔵設備）
・使用済燃料貯蔵プール（容量及び個数）
・キャスクピット（同上）・使用済燃料貯蔵ラック（同上）・使用済燃料貯蔵プール温度（個数）・燃料プール冷却浄化系ポンプ入口温度（同上）・使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）（同上）・使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）（同上） 主要機器の配置図、構造図及び系統図（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設に係る機器の配置を明示した図面（使用済燃料貯蔵施設）：核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の構造図（燃料取扱装設備、新燃料貯蔵設備、使用済燃料貯蔵設備）
・燃料取替機・原子炉建屋クレーン
・新燃料貯蔵設備
・使用済燃料貯蔵プール
・キャスクピット・使用済燃料貯蔵ラック
・制御棒・破損燃料貯蔵ラック
・制御棒貯蔵ハンガ・使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）
・使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）：放射線管理施設の系統図（放射線管理用計測装置）

 耐震重要度分類に応じた耐震性に関する説明（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：耐震性に関する説明書（核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設）
・燃料取替機・原子炉建屋クレーン
・使用済燃料貯蔵プール
・キャスクピット・使用済燃料貯蔵ラック
・制御棒・破損燃料貯蔵ラック
・制御棒貯蔵ハンガ・使用済燃料貯蔵プール温度
・使用済燃料貯蔵プール水位・使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）
・使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）：耐震性に関する説明書（放射線管理施設）
・燃料取替エリア排気放射線モニタ
・原子炉区域換気空調系排気放射線モニタ

 使用済燃料プールの温度、水位及び漏えいを監視する装置の基本方針、装置

設計及び工事計画認可申請書の構成、計測範囲及び警報動作範囲(設工認による)：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の構成に関する説明書並びに計測範囲及び警報動作範囲に関する説明書

 燃料取扱設備における燃料集合体の落下防止対策（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：燃料体又は重量物の落下による使用済燃料貯蔵槽内の燃料体等の破損の防止及び使用済燃料貯蔵槽の機能喪失の防止に関する説明書

 使用済燃料プールの水深の遮蔽能力に関する説明書(設工認による)設計及び工事計画認可申請書：使用済燃料貯蔵槽の水深の遮蔽能力に関する説明書

 サイフォンブレーカの設計の考え方（設工認による）

3-17

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
設計及び工事計画認可申請書：使用済燃料貯蔵槽の水深の遮蔽能力に関する説明書《サイフォンブレーク孔の設計方針を説明》

 燃料の取扱設備及び貯蔵施設について、以下の項目を含めて性能の評価を記載す

 燃料の取扱設備及び貯蔵施設の性能の評価る。
 通常運転時及び事故時における使用済燃料貯蔵設備の冷却材インベントリ維
持 新燃料貯蔵エリアの溢水の防止
 使用済燃料への重量物落下を防止するための配置
 新燃料貯蔵設備及び使用済燃料貯蔵設備の未臨界性についての評価結果(設設計及び工事計画認可申請書：燃料取扱設備、新燃料貯蔵設備及び使用済燃料貯蔵設備の核燃料物質が臨工認による)

界に達しないことに関する説明書
 燃料の取扱設備及び貯蔵施設の健全性を確認のために実施する試験検査につい 燃料の取扱設備及び貯蔵施設の健全性を確認する試験検査て記載する。

設置許可申請書 添付書類八：[核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設]－[燃料体等の取扱設備及び貯蔵設備]－[通常運転時等]－[試験検査]その他
使用前検査及び定期事業者検査要領書を参照

 燃料の貯蔵設備に係る重量物落下防止対策のための手順について記載する。

 燃料の貯蔵設備に係る重量物落下防止対策のための手順
設置許可申請書 添付書類八：[核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設]－[燃料体等の取扱設備及び貯蔵設備]－[通常運転時等]－[手順等](2) 重大事故等時(2) 重大事故等時

 燃料の取扱設備及び貯蔵設備（重大事故等時）の概要について記載する。

 燃料の取扱設備及び貯蔵設備（重大事故等時）の概要
設置許可申請書 添付書類八：[核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設]－[燃料体等の取扱設備及び貯蔵設備]－[重大事故等時]－[概要] 燃料の取扱設備及び貯蔵設備（重大事故等時）について、以下の項目を含む悪影響防止及び環境条件等に対する設計方針を記載する。

 燃料の取扱設備及び貯蔵設備（重大事故等時）に係る、悪影響防止及び環境条件等に対する設計方針
設置許可申請書 添付書類八：[核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設]－[燃料体等の取扱設備及び貯蔵設備]－[重大事故等時]－[設計方針]

 基本設計方針（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の基本設計方針、適用基準及び適用規 適用基準及び適用規格（設工認による）格
 燃料の取扱設備及び貯蔵設備（重大事故等時）の主要設備の仕様を記載する。ま 燃料の取扱設備及び貯蔵設備（重大事故等時）の主要設備の仕様

た、以下の項目について記載する。

設置許可申請書 添付書類八：[核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設]－[燃料体等の取扱設備及び貯蔵設備]－[重大事故等時]－[主要設備及び仕様]【表】使用済燃料プール（重大事故等時）主要仕様

 主要設備の要目、また別途指定する項目について設定根拠（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設（使用済燃料貯蔵設備）に係る要目表
・使用済燃料貯蔵プール（種類、容量、主要寸法、材料及び個数）
・キャスクピット（同上）・使用済燃料貯蔵ラック（同上）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（使用済燃料貯蔵設備）
・使用済燃料貯蔵プール（容量及び個数）
・キャスクピット（同上）

3-18

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
・使用済燃料貯蔵ラック（同上） 主要設備の配置図、構造図及び系統図（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設に係る機器の配置を明示した図面（使用済燃料貯蔵施設）：核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の構造図（燃料取扱装設備、新燃料貯蔵設備、使用済燃料貯蔵設備）
・使用済燃料貯蔵プール
・キャスクピット・使用済燃料貯蔵ラック

 耐震重要度分類に応じた耐震性に関する説明（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：耐震性に関する説明書（核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設）
・使用済燃料貯蔵プール
・キャスクピット・使用済燃料貯蔵ラック

 技術基準規則で分類されるクラスに応じた強度評価の内容（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：強度に関する説明書（核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設）（重大事故等クラス 2 容器）
・使用済燃料貯蔵プールの強度計算書

 新燃料貯蔵設備及び使用済燃料貯蔵設備の未臨界性についての評価結果（設設計及び工事計画認可申請書：燃料取扱設備、新燃料貯蔵設備及び使用済燃料貯蔵設備の核燃料物質が臨工認による）

界に達しないことに関する説明書
 サイフォンブレーカの設計の考え方（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：使用済燃料貯蔵槽の水深の遮蔽能力に関する説明書《サイフォンブレーク孔の設計方針を説明》

 燃料の取扱設備及び貯蔵設備（重大事故等時）の試験可能性に係る設計上の考慮

 燃料の取扱設備及び貯蔵設備（重大事故等時）の試験可能性に係る設計上の考慮について記載する。

設置許可申請書 添付書類八：[核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設]－[燃料体等の取扱設備及び貯蔵設備]－[重大事故等時]－[試験検査]

3.4.2 使用済燃料貯蔵プールの冷却等のための設備

3.4.2 使用済燃料貯蔵プールの冷却等のための設備

 使用済燃料貯蔵プール冷却浄化系の概要及び機能について記載する。

 使用済燃料貯蔵プール冷却浄化系の概要及び機能設置許可申請書 添付書類八：[核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設]－[使用済燃料貯蔵プールの冷却等のための設備]－[燃料プール冷却浄化系]－[概要] 使用済燃料貯蔵プール冷却浄化系について、以下の項目を含めて設計方針を記載

 使用済燃料貯蔵プール冷却浄化系の設計方針する。

設置許可申請書 添付書類八 崩壊熱除去（通常運転時，事故時）：[核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設]

 不純物除去－[使用済燃料貯蔵プールの冷却等のための設備]

 使用済燃料プールの水位確保－[燃料プール冷却浄化系]－[設計方針]

 基本設計方針(設工認による)設計及び工事計画認可申請書：核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の基本設計方針、適用基準及び適用規 適用基準及び適用規格(設工認による)格 使用済燃料貯蔵プール冷却浄化系の主要設備の仕様及び概要を記載する。また、

 使用済燃料貯蔵プール冷却浄化系の主要設備の仕様及び概要

以下の項目について記載する。

設置許可申請書 添付書類八：{[核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設]－[使用済燃料貯蔵プールの冷却等のための設備]－[燃料プール冷却浄化系]}－[主要設備の仕様]【表】燃料プール冷却浄化系主要仕様：{同上}－[主要設備]【図】燃料プール冷却浄化系系統概要図

3-19

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン
 主要設備の要目、また別途指定する項目について設定根拠（設工認による）

JSAR ガイドライン解説
設計及び工事計画認可申請書：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）に係る要目表
・燃料プール冷却浄化系
・熱交換器（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、伝熱面積、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・ポンプ（ポンプ：種類、容量、揚程、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所／原動機：種類、出力、個数及び取付箇所）・スキマサージタンク（種類、容量、主要寸法、材料及び個数）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）
・使用済燃料貯蔵プール（種類、容量、主要寸法、材料及び個数）
・キャスクピット（同上）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設
備）・燃料プール冷却浄化系
・熱交換器（容量、最高使用圧力、最高使用温度、伝熱面積及び個数）
・ポンプ（容量、揚程、最高使用圧力、最高使用温度、原動機出力及び個数）・スキマサージタンク（容量及び個数）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度及び外径）・使用済燃料貯蔵プール（容量及び個数）
・キャスクピット（同上） 主要機器の配置図、構造図及び系統図（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設に係る機器の配置を明示した図面（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の構造図
・燃料プール冷却浄化系
・熱交換器
・ポンプ
・スキマサージタンク
・使用済燃料貯蔵プール
・キャスクピット：核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の系統図（使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備）（設計基準対象施設）

 耐震重要度分類に応じた耐震性に関する説明（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：耐震性に関する説明書（核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設）
・燃料プール冷却浄化系
・熱交換器
・ポンプ
・主配管
・使用済燃料貯蔵プール
・キャスクピット

 技術基準規則で分類されるクラスに応じた強度評価の内容（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：強度に関する説明書（核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設）
・燃料プール冷却浄化系
・熱交換器の強度計算書
・主配管の強度計算書
・使用済燃料貯蔵プールの強度計算書

 使用済燃料貯蔵プール冷却浄化系の崩壊熱の除去能力について、以下の項目を含

 使用済燃料貯蔵プール冷却浄化系の崩壊熱の除去能力に係る評価

めて評価を記載する。
 使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備の冷却能力（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する説明書

 使用済燃料貯蔵プール冷却浄化系の健全性を確認するために実施する試験検査

 使用済燃料貯蔵プール冷却浄化系の健全性を確認する試験検査

3-20

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説

について記載する。

設置許可申請書 添付書類八：[核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設]－[使用済燃料貯蔵プールの冷却等のための設備]－[燃料プール冷却浄化系]－[試験検査]
その他
使用前検査及び定期事業者検査要領書を参照

3.4.3 使用済燃料プールの冷却等のための設備

3.4.3 使用済燃料プールの冷却等のための設備

 使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し、又は使用済燃料プールから

 使用済燃料燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し、又は使用済燃料貯蔵槽の水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料プールの水位が低下した場合

からの水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位が低下したにおいて使用する重大事故対処設備の機能及び概要を記載する。

場合において使用する重大事故対処設備の機能及び概要
設置許可申請書 添付書類八：[核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設]－[使用済燃料プールの冷却等のための設備]－[概要]【図】使用済燃料プールの冷却等のための設備系統概要図

 使用済燃料プールの冷却等のための設備について、以下の項目を含めて設計方針

 使用済燃料プールの冷却等のための設備の設計方針を記載する。

設置許可申請書 添付書類八 使用済燃料プールの冷却機能若しくは注水機能の喪失時又は使用済燃料プー：[核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設]

ル水の小規模な漏えい発生時に用いる設備－[使用済燃料プールの冷却等のための設備]－[設計方針]

 使用済燃料プールからの大量の漏えい発生時に用いる設備
 重大事故等時の使用済燃料プールの監視に用いる設備
 使用済燃料プールから発生する水蒸気による悪影響を防止するための設備
 多様性、位置的分散、悪影響防止、容量等、環境条件等及び操作性の確保
 基本設計方針(設工認による)設計及び工事計画認可申請書：核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の基本設計方針、適用基準及び適用規 適用基準及び適用規格(設工認による)格 使用済燃料プールの冷却等のための設備の主要設備の仕様を記載する。また、以 使用済燃料プールの冷却等のための設備の主要設備の仕様

下の項目について記載する。

設置許可申請書 添付書類八：[核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設]－[使用済燃料プールの冷却等のための設備]－[主要設備及び仕様]【表】使用済燃料プールの冷却等のための設備の主要機器仕様

 主要設備の要目、また別途指定する項目について設定根拠（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設（使用済燃料貯蔵設備）に係る要目表
・使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）（種類、計測範囲、取付箇
所及び個数）
・使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）（同上）：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）に係る要目表
・燃料プール代替注水系
・可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）（ポンプ：種類、容量、吐出圧力、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所／原動機：種類、出力、個数及び取付箇所）
・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（同上）・可搬型ストレーナ（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）
・可搬型代替注水ポンプ用ホース（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ、材料、個数及び取付箇所）
・可搬型スプレイヘッダ（同上）・使用済燃料貯蔵プール（種類、容量、主要寸法、材料及び個数）
・キャスクピット（同上）・防火水槽（6・7 号機共用）
・原子炉建屋放水設備
・可搬型大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）（ポンプ：種類、容量、
吐出圧力、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数
及び取付箇所／原動機：種類、出力、個数及び取付箇所）

3-21

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
・可搬型大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）用ホース（最高使用圧
力、最高使用温度、外径、厚さ、材料、個数及び取付箇所）
・可搬型大容量送水車吐出放水砲用ホース（同上）・可搬型放水砲（同上）・燃料プール冷却浄化系
・熱交換器（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、伝熱面積、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・ポンプ（ポンプ：種類、容量、揚程、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所／原動機：種類、出力、個数及び取付箇所）・スキマサージタンク（種類、容量、主要寸法、材料及び個数）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）
・使用済燃料貯蔵プール（種類、容量、主要寸法、材料及び個数）
・キャスクピット（同上）：放射線管理施設（放射線管理用計測装置（エリアモニタリング設備））に係る要目表
・使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（低レンジ、高レンジ）（検出器の種類、計測範囲、警報動作範囲、取付箇所及び個数）：原子炉冷却系統施設（原子炉補機冷却設備）に係る要目表
・代替原子炉補機冷却系
・原子炉補機冷却水系熱交換器（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、伝熱面積、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・可搬型熱交換器ユニット

代替原子炉補機冷却系熱交換器（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、伝熱面積、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・可搬型熱交換器ユニット

代替原子炉補機冷却水ポンプ（ポンプ：種類、容量、揚程、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所／原動機：種類、出力、個数及び取付箇所）
・可搬型大容量送水車（熱交換器ユニット用）（ポンプ：種類、容量、
吐出圧力、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所／原動機：種類、出力、個数及び取付箇所）
・原子炉補機冷却水系サージタンク（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・可搬型熱交換器ユニット

代替原子炉補機冷却海水ストレーナ（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）
・可搬型熱交換器ユニット用ホース（最高使用圧力、最高使用温度、
外径、厚さ、材料、個数及び取付箇所）
・可搬型大容量送水車（熱交換器ユニット用）用ホース（同上）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（使用済燃料貯蔵設備）
・使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）（個数）・使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）（同上）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設
備）・燃料プール代替注水系
・可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）（容量、吐出圧力、最高使用圧力、最高使用温度、原動機出力及び個数）
・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（同上）・可搬型ストレーナ（容量、最高使用圧力、最高使用温度及び個数）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度及び外径）・可搬型代替注水ポンプ用ホース（最高使用圧力、最高使用温度、外径及び個数）
・可搬型スプレイヘッダ（同上）・使用済燃料貯蔵プール（容量及び個数）
・キャスクピット（同上）・原子炉建屋放水設備
・可搬型大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）（容量、吐出圧力、最高使用圧力、最高使用温度、原動機出力及び個数）

3-22

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
・可搬型大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）用ホース（最高使用
圧力、最高使用温度、外径及び個数）
・可搬型放水砲（同上）・燃料プール冷却浄化系
・熱交換器（容量、最高使用圧力、最高使用温度、伝熱面積及び個数）
・ポンプ（容量、揚程、最高使用圧力、最高使用温度、原動機出力及び個数）・スキマサージタンク（容量及び個数）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度及び外径）・使用済燃料貯蔵プール（容量、個数）
・キャスクピット（同上）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（放射線管理施設）
・使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（低レンジ、高レンジ）（個数）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉補機冷却設備）
・代替原子炉補機冷却系
・原子炉補機冷却水系熱交換器（容量、最高使用圧力、最高使用温度、伝熱面積及び個数）
・可搬型熱交換器ユニット

代替原子炉補機冷却系熱交換器（容量、最高使用圧力、最高使用温度、伝熱面積、個数及び車両個数）
・可搬型熱交換器ユニット

代替原子炉補機冷却水ポンプ（容量、揚程、最高使用圧力、最高使用温度、原動機出力及び個数）
・可搬型大容量送水車（熱交換器ユニット用）（容量、吹出圧力、最高使用圧力、最高使用温度、原動機出力及び個数）
・原子炉補機冷却水系サージタンク（容量、最高使用圧力、最高使用
温度及び個数）・可搬型熱交換器ユニット

代替原子炉補機冷却海水ストレーナ（容量、最高使用圧力、最高使用温度及び個数）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度及び外径）
・可搬型熱交換器ユニット用ホース（最高使用圧力、最高使用温度、
外径及び個数）・可搬型大容量送水車（熱交換器ユニット用）ホース（同上） 主要機器の配置図、構造図及び系統図（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設に係る機器の配置を明示した図面（使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備）：原子炉冷却系統施設に係る機器の配置を明示した図面（原子炉補機冷却設
備）：核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の構造図（使用済燃料貯蔵槽冷却浄化
設備）
・燃料プール代替注水系
・可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）
・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）
・可搬型ストレーナ
・使用済燃料貯蔵プール
・キャスクピット
・原子炉建屋放水設備
・可搬型大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）
・燃料プール冷却浄化系
・熱交換器
・ポンプ
・スキマサージタンク
・使用済燃料貯蔵プール
・キャスクピット：原子炉冷却系統施設の構造図（原子炉補機冷却設備）
・代替原子炉補機冷却系
・原子炉補機冷却水系熱交換器
・可搬型熱交換器ユニット 代替原子炉補機冷却系熱交換器
・可搬型熱交換器ユニット 代替原子炉補機冷却水ポンプ
・可搬型大容量送水車（熱交換器ユニット用）
・可搬型熱交換器ユニット 代替原子炉補機冷却海水ストレーナ：核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の系統図（使用済燃料貯蔵槽冷却浄化

3-23

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説設備）（重大事故等対処設備）：原子炉冷却系統施設の系統図（原子炉補機冷却設備）（重大事故等対処設
備）

 耐震重要度分類に応じた耐震性に関する説明（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：耐震性に関する説明書（核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設）
・使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）
・使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）
・燃料プール代替注水系
・主配管
・使用済燃料貯蔵プール
・キャスクピット・燃料プール冷却浄化系
・熱交換器
・ポンプ
・主配管
・使用済燃料貯蔵プール
・キャスクピット：耐震性に関する説明書（放射線管理施設）
・エリアモニタリング設備
・使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（低レンジ、高レンジ）：耐震性に関する説明書（原子炉冷却系統施設）
・代替原子炉補機冷却系
・原子炉補機冷却水系熱交換器
・原子炉補機冷却水系サージタンク
・主配管

 技術基準規則で分類されるクラスに応じた強度評価の内容（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：強度に関する説明書（核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設）（重大事故等クラス 2 容器）
・燃料プール代替注水系
・使用済燃料貯蔵プールの強度計算書
・燃料プール冷却浄化系
・熱交換器の強度計算書
・スキマサージタンクの強度計算書
・使用済燃料貯蔵プールの強度計算書（重大事故等クラス 2 管）・燃料プール代替注水系
・主配管の強度計算書（重大事故等クラス 2 ポンプ）
・燃料プール冷却浄化系
・ポンプの強度計算書（重大事故等クラス 3 容器）
・燃料プール代替注水系
・可搬型ストレーナの強度計算書（重大事故等クラス 3 管）・燃料プール代替注水系
・可搬型代替注水ポンプ用ホースの強度計算書
・可搬型スプレイヘッダの強度計算書
・原子炉建屋放水設備
・可搬型大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）用ホースの強度計算書
・可搬型大容量送水車吐出放水砲用ホースの強度計算書
・可搬型放水砲の強度計算書（重大事故等クラス 3 ポンプ）
・燃料プール代替注水系
・可搬型代替注水ポンプ（A-1 級、A-2 級）の強度計算書
・原子炉建屋放水設備
・可搬型大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）の強度計算書：強度に関する説明書（原子炉冷却系統施設）（重大事故等クラス 2 容器）
・代替原子炉補機冷却系

3-24

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
・原子炉補機冷却水系熱交換器の強度計算書
・原子炉補機冷却水系サージタンクの強度計算書（重大事故等クラス 2 管）・代替原子炉補機冷却系
・主配管の強度計算書（重大事故等クラス 3 容器）
・代替原子炉補機冷却系
・可搬型熱交換器ユニット

代替原子炉補機冷却系熱交換器の強度計

算書
・可搬型熱交換器ユニット

代替原子炉補機冷却海水ストレーナの強度計算書（重大事故等クラス 3 管）・代替原子炉補機冷却系
・可搬型熱交換器ユニット用ホースの強度計算書
・可搬型大容量送水車（熱交換器ユニット用）ホースの強度計算書（重大事故等クラス 3 ポンプ）
・代替原子炉補機冷却系
・可搬型熱交換器ユニット

代替原子炉補機冷却水ポンプの強度計算書
・可搬型大容量送水車（熱交換器ユニット用）の強度計算書
 使用済燃料プールの温度、水位及び漏えいを監視する装置の基本方針、装置

設計及び工事計画認可申請書：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の構成に関するの構成、計測範囲及び警報動作範囲(設工認による)説明書並びに計測範囲及び警報動作範囲に関する説明書
 使用済燃料プール冷却浄化設備の冷却能力(設工認による)設計及び工事計画認可申請書：使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する説明書

 使用済燃料プールの水深の遮蔽能力に関する説明書(設工認による)設計及び工事計画認可申請書：使用済燃料貯蔵槽の水深の遮蔽能力に関する説明書

 使用済燃料プールの冷却等のための設備の試験可能性に係る設計上の考慮、及び健全性を確認するために実施する試験検査について記載する。

 使用済燃料プールの冷却等のための設備の試験可能性に係る設計上の考慮、及び健全性を確認する試験検査
設置許可申請書 添付書類八：[核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設]－[使用済燃料プールの冷却等のための設備]－[試験検査]
その他
使用前検査及び定期事業者検査要領書を参照

3.4.4 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備

3.4.4 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備『[3]3.9.7』参照、以下省略(具体的な記載内容は「3.9.7 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備」
を参照)
3.4.5 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備(具体的な記載内容は「3.5.7 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備」を参照)

3.4.5 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備『[3]3.5.7』参照、以下省略

3-25

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説

3.5 原子炉冷却系統施設

3.5 原子炉冷却系統施設

3.5.1-1 原子炉圧力容器及び一次冷却材設備（通常運転時等）

3.5.1-1 原子炉圧力容器及び一次冷却材設備（通常運転時等）

 原子炉圧力容器及び一次冷却材設備の概略構成及び機能について記載する。ま 原子炉圧力容器及び一次冷却設備の概略構成及び機能並びに原子炉冷却材圧力た、原子炉冷却材圧力バウンダリの範囲について記載する。

バウンダリの範囲
設置許可申請書 添付書類八：[原子炉冷却系統施設]－[原子炉圧力容器及び一次冷却材設備]－[通常運転時等]－[概要]【図】原子炉圧力容器及び一次冷却材設備系統概要図【図】原子炉冷却材圧力バウンダリ概要図

 原子炉圧力容器及び一次冷却材設備について、以下の項目を含めて設計方針を記

 原子炉圧力容器及び一次冷却設備の設計方針載する。

設置許可申請書 添付書類八：{[原子炉冷却系統施設]－[原子炉圧力容器及び一次冷却材設備]－[通常運転時等]－[設計方針]}

 炉心冷却能力
 過圧防護 非延性破壊の防止
 構造強度等 配管破断防護 漏えい監視設備
 原子炉圧力容器（以下を含む）
a.

通常運転時、異常な過渡時及び設計基準事故時の健全性確保b.

最低使用温度c.

中性子照射による関連温度変化の監視 主蒸気系（以下を含む）
a.

主蒸気流量制限器b.

主蒸気隔離弁
(a) 隔離時の過圧に対する考慮(b) 隔離弁の独立性(c) 試験可能性(d) 漏えい率(e) 駆動源喪失時のフェイルセーフc.

逃がし安全弁(a) 過圧防護（最高使用圧力に対し、通常運転または過渡時：1.1 倍以
下、DBA 時：1.2 倍以下）(b) 自動減圧機能(c) 作動状態の監視

 再循環系（以下を含む）
a.

通常運転時の熱除去b.

原子炉出力の制御c.

電源喪失事象に対する考慮（ABWR）d.

（ABWR）
通常運転時における気水分離器からの過度のキャリオーバの防止のた：{同上}－[再循環系]

めのインターロック 試験可能性 基本設計方針（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：原子炉本体の基本設計方針、適用基準及び適用規格

 適用基準及び適用規格（設工認による）：原子炉冷却系統施設の基本設計方針、適用基準及び適用規格

 流体振動又温度変化により損傷を受けない設計であることの説明（設工認に設計及び工事計画認可申請書：流体振動又は温度変動による損傷の防止に関する説明書よる）《流体振動による配管内円柱状構造物の損傷防止及び高サイクル熱疲
労による損傷防止に関する評価結果》
 原子炉圧力容器及び一次冷却材設備の主要設備の仕様及び概要を記載する。ま 原子炉圧力容器及び一次冷却設備の主要設備の仕様及び概要

た、以下の項目について記載する。

設置許可申請書 添付書類八

3-26

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説：[原子炉冷却系統施設]－[原子炉圧力容器及び一次冷却材設備]－[通常運転時等]－[主要設備の仕様]【表】原子炉圧力容器主要仕様【表】冷却材再循環系主要機器仕様【表】主蒸気系主要機器仕様

 主要設備（漏えい監視設備を含む）の要目、また別途指定する項目について

設計及び工事計画認可申請書：原子炉本体（原子炉圧力容器）に係る要目表の設定根拠（設工認による）・原子炉圧力容器（種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数／監視試験片：種類、初装荷個数及び取付箇所）
・原子炉圧力容器スカート（種類、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数）
・原子炉圧力容器基礎ボルト（同上）・原子炉圧力容器スタビライザ（同上）・中性子束計測ハウジング（種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数）
・制御棒駆動機構ハウジング（同上）・制御棒駆動機構ハウジングレストレントビーム（種類、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数）
・原子炉冷却材再循環ポンプモータケーシング（種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数）
・主蒸気流量制限器（種類、制限流量、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・蒸気乾燥器ユニット（種類、主要寸法、材料及び個数）
・蒸気乾燥器ハウジング（同上）・気水分離器（同上）・スタンドパイプ（同上）・シュラウドヘッド（同上）・給水スパージャ（同上）・高圧炉心注水スパージャ（同上）・低圧注水スパージャ（同上）・高圧炉心注水系配管（原子炉圧力容器内部）（同上）・中性子束計測案内管（同上）：原子炉冷却系統施設（原子炉冷却材再循環設備）に係る要目表
・原子炉冷却材再循環系
・原子炉冷却材再循環ポンプ（ポンプ：種類、容量、揚程、回転速度
半減時間、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数／原動機：種類、出力、冷却方式、定格回転速度及び個数）：計測制御系統施設（原子炉冷却材再循環ポンプ電源装置）に係る要目表
・原子炉冷却材再循環ポンプ可変周波数電源装置（種類、容量、電圧、相、周波数及び個数）
・原子炉冷却材再循環ポンプ MG セット（発電機：種類、容量、回転数及び個数／原動機：種類、容量、電圧及び個数）：原子炉冷却系統施設（原子炉冷却材の循環設備）に係る要目表
・主蒸気系
・主蒸気逃がし安全弁逃がし弁機能用アキュムレータ（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数）
・主蒸気逃がし安全弁自動減圧機能用アキュムレータ（同上）・主蒸気逃がし安全弁（種類、吹出圧力、吹出量、主要寸法、材料、駆動方法、個数、取付箇所及び吹出場所並びに自動減圧機能を有する個数）
・主蒸気隔離弁（種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、駆動方法、閉止時間、漏えい率、個数及び取付箇所）
・主要弁（種類、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）（BWR5）：原子炉冷却系統施設（原子炉冷却材再循環設備）に係る要目表
・原子炉冷却材再循環系
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）

3-27

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉圧力容器）
・原子炉圧力容器（最高使用圧力、最高使用温度及び個数）
・給水スパージャ（個数）・高圧炉心注水スパージャ（同上）・低圧注水スパージャ（同上）・高圧炉心注水系配管（原子炉圧力容器内部）（同上）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却材の循環設備）
・主蒸気系
・主蒸気逃がし安全弁逃がし弁機能用アキュムレータ（容量、最高使
用圧力、最高使用温度及び個数）
・主蒸気逃がし安全弁自動減圧機能用アキュムレータ（同上）・主蒸気逃がし安全弁（吹出圧力及び個数）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度及び外径）（BWR5）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却材再循環設備）
・原子炉冷却材再循環系
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度及び外径）

 主要機器の配置図、構造図及び系統図（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：原子炉冷却系統施設に係る機器の配置を明示した図面（原子炉冷却材の循
環設備）：原子炉本体の構造図（原子炉圧力容器）
・原子炉圧力容器
・原子炉圧力容器スタビライザ
・中性子束計測ハウジング
・制御棒駆動機構ハウジング
・制御棒駆動機構ハウジングレストレントビーム
・原子炉冷却材再循環ポンプモータケーシング
・蒸気乾燥器ユニット
・蒸気乾燥器ハウジング
・気水分離器・シュラウドヘッド
・給水スパージャ
・高圧炉心注水スパージャ
・低圧注水スパージャ
・高圧炉心注水系配管（原子炉圧力容器内部）
・中性子束計測案内管：原子炉冷却系統施設の構造図（原子炉冷却材再循環設備）
・原子炉冷却材再循環系
・原子炉冷却材再循環ポンプ：原子炉冷却系統施設の構造図（原子炉冷却材の循環設備）
・主蒸気系
・主蒸気逃がし安全弁逃がし弁機能用アキュムレータ
・主蒸気逃がし安全弁自動減圧機能用アキュムレータ
・主蒸気逃がし安全弁：原子炉冷却系統設備の系統図（原子炉冷却材の循環設備）（設計基準対象
施設）（BWR5）：原子炉冷却系統施設に係る機器の配置を明示した図面（原子炉冷却材再循
環設備）：原子炉冷却系統施設の系統図（原子炉冷却材再循環設備）（設計基準対象
施設）

 耐震重要度分類に応じた耐震性に関する説明（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：耐震性に関する説明書（原子炉本体）
・原子炉圧力容器
・原子炉圧力容器スカート
・原子炉圧力容器基礎ボルト
・原子炉圧力容器スタビライザ

3-28

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
・制御棒駆動機構ハウジング
・制御棒駆動機構ハウジングレストレントビーム
・原子炉冷却材再循環ポンプモータケーシング
・主蒸気流量制限器
・蒸気乾燥器ユニット
・蒸気乾燥器ハウジング
・気水分離器・スタンドパイプ・シュラウドヘッド
・給水スパージャ
・高圧炉心注水スパージャ
・低圧注水スパージャ
・高圧炉心注水系配管（原子炉圧力容器内部）
・中性子束計測案内管：耐震性に関する説明書（原子炉冷却系統施設）
・原子炉冷却材再循環系
・原子炉冷却材再循環ポンプ
・主蒸気系
・主蒸気逃がし安全弁逃がし弁機能用アキュムレータ
・主蒸気逃がし安全弁自動減圧機能用アキュムレータ
・主配管（BWR5）：耐震性に関する説明書（原子炉冷却材再循環設備）
・原子炉冷却材再循環系
・主配管

 技術基準規則で分類されるクラスに応じた強度評価の内容（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：強度に関する説明書（原子炉本体）
・原子炉圧力容器の強度計算書
・原子炉圧力容器スタビライザの応力計算書
・制御棒駆動機構ハウジングレストレントビームの応力計算書
・原子炉冷却材再循環ポンプモータケーシングの応力計算書
・蒸気乾燥器ユニットの応力計算書
・蒸気乾燥器ハウジングの応力計算書
・気水分離器の応力計算書
・シュラウドヘッドの応力計算書
・給水スパージャの応力計算書
・高圧炉心注水スパージャの応力計算書
・低圧注水スパージャの応力計算書
・高圧炉心注水系配管（原子炉圧力容器内部）の応力計算書
・中性子束計測案内管の応力計算書：強度に関する説明書（原子炉冷却系統施設）
・原子炉冷却材再循環系
・原子炉冷却材再循環ポンプの応力計算書
・主蒸気系
・主蒸気逃がし安全弁逃がし弁機能用アキュムレータの強度計算書
・主蒸気逃がし安全弁自動減圧機能用アキュムレータの強度計算書
・主配管の強度計算書（BWR5）：強度に関する説明書（原子炉冷却材再循環設備）
・原子炉冷却材再循環系
・主配管の基本板厚計算書
・主配管の応力計算書

 安全弁及び逃がし弁の吹出量計算書（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：主蒸気逃がし安全弁の吹出量計算書《主蒸気逃がし安全弁について吹出量の設定根拠とその妥当性》

 使用する保温材の原子炉圧力容器及び一次冷却材設備の材料との適合性

追加記載事項3-29

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説：保温材の原子炉圧力容器及び一次冷却材設備の材料との適合性について記載する。（補足資料１-③）（1）原子炉圧力容器について、構造、概要及び以下の項目を含む設計上の考慮事項を （1）原子炉圧力容器の構造、概要及び設計上の考慮事項記載する。

設置許可申請書 添付書類八 脆性破壊を防止するための設計上の留意事項及び運転制限：{[原子炉冷却系統施設]－[原子炉圧力容器及び一次冷却材設備]

 中性子照射による機械的性質の変化を監視するための材料監視の方針－[通常運転時等]}－[主要設備]－[原子炉圧力容器]【図】原子炉圧力容器内部構造図：{同上}－[設計方針]

 運転状態Ⅰ~Ⅳ、及び重大事故状態における原子炉容器の破壊靭性に関する設計及び工事計画認可申請書：原子炉圧力容器の脆性破壊防止に関する説明書

評価（設工認による） クラスⅠ機器の応力腐食割れ対策に関する説明（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：クラスⅠ機器及び炉心支持構造物の応力腐食割れ対策に関する説明書
設計及び工事計画認可申請書：監視試験片取付図

 監視試験片取付箇所の図面（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：原子炉本体の基礎に関する説明書

 原子炉圧力容器基礎部の強度評価結果、基礎の図面（設工認による）《原子炉本体の基礎が設計基準事象及び重大事故等時において、その設計上要求される強度を確保できることを説明》：原子炉本体の基礎の状況を明示した図面（原子炉本体の基礎図）（2）冷却材再循環系について、構造、概要及び以下の項目を含む設計上の考慮事項（2）冷却材再循環系の構造、概要及び設計上の考慮事項を記載する。

設置許可申請書 添付書類八 ポンプ流量の測定原理：{[原子炉冷却系統施設]－[原子炉圧力容器及び一次冷却材設備]

 原子炉の出力制御－[通常運転時等]}－[主要設備]－[冷却材再循環系]

 電源喪失事象に対する考慮【図】冷却材再循環系概要図

 点検性
 冷却材再循環ポンプの構造、起動及び速度制御（ABWR）：{同上}－[設計方針]（ABWR）

 通常運転時における気水分離器からの過度のキャリオーバの防止のためのイ：{同上}－[主要設備]－[冷却材再循環系]

ンターロック：{同上}－[設計方針]－[再循環系]（BWR5）（BWR5）

 再循環管の設置目的、構造、仕様

設置許可申請書 添付書類八 再循環回路止め弁の設置目的、構造、仕様：{[原子炉冷却系統施設]－[原子炉圧力容器及び一次冷却材設備]－[通常運転時等]}－[主要設備及び仕様]－[再循環系]：{同上}－[設計方針]－[再循環系]（3）主蒸気系について、構成、概要及び以下の項目を含む設計上の考慮事項を記載す （3）主蒸気系の構成、概要及び設計上の考慮事項
る。

設置許可申請書 添付書類八 主蒸気流量制限器の構造及び格納容器外での配管破断時における主蒸気流量：{[原子炉冷却系統施設]－[原子炉圧力容器及び一次冷却材設備]の制限値－[通常運転時等]}－[主要設備]－[主蒸気系]

 主蒸気隔離弁の構造（形式）、構成
 逃がし安全弁の構造（形式）、構成及び下記の機能
1)

過圧防護（逃がし弁機能及び安全弁機能）

2)

自動減圧機能3)

作動状態の監視4)

その他の機能：{同上}－[設計方針]

 主蒸気系配管の構成、材料及び構造
 主要設備の配置図、構造図及び系統図（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：原子炉冷却系統設備に係る機器の配置を明示した図面（原子炉冷却材の循
環設備）

3-30

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説：原子炉冷却系統設備の構造図（原子炉冷却材の循環設備）
・主蒸気系
・主蒸気逃がし安全弁逃がし弁機能用アキュムレータ
・主蒸気逃がし安全弁自動減圧機能用アキュムレータ
・主蒸気逃がし安全弁：原子炉冷却系統設備の系統図（原子炉冷却材の循環設備） （設計基準対象施設）

 主蒸気配管における主蒸気逃がし安全弁取り付けの設計と据え付け部（設工

設計及び工事計画認可申請書

認による）：強度に関する説明書（原子炉冷却系統施設）
・主蒸気系
・主配管の基本板厚計算書
・主配管の応力計算書

 主蒸気逃がし安全弁作動時に、弁、ノズル及び接続配管に作用する荷重と応設計及び工事計画認可申請書：管の応力計算書及び耐震性についての計算書作成の基本方針

力及び当該荷重に対する設計根拠（設工認による）
 安全弁及び逃がし弁の吹出量計算書（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：主蒸気逃がし安全弁の吹出量計算書《主蒸気逃がし安全弁について吹出量の設定根拠とその妥当性》（4）一次冷却材配管について、構造、概要、及び以下の項目を含む設計上の考慮事（4）一次冷却材配管の構造、概要及び設計上の考慮事項項を記載する。

設置許可申請書 添付書類八：{[原子炉冷却系統施設]－[原子炉圧力容器及び一次冷却材設備]－[通常運転時等]}－[主要設備]－[配管]：{同上}－[設計方針]（5）原子炉圧力容器及び一次冷却材設備の弁類について、構造、概要、及び以下の（5）原子炉圧力容器及び一次冷却設備の弁類の構造、概要、及び設計上の考慮事項

項目を含む設計上の考慮事項を記載する。


設置許可申請書 添付書類八原子炉冷却材圧力バウンダリの隔離弁設置の考え方：[原子炉冷却系統施設]－[原子炉圧力容器及び一次冷却材設備]－[通常運転時等]－[主要設備]－[弁類]（6）原子炉圧力容器及び一次冷却材設備について、主要設備の支持構造物について、 （6）原子炉圧力容器及び一次冷却設備の支持構造物における、主要設備（原子炉圧力概要を記載する。

容器、冷却材再循環ポンプ）の支持構造の概要
設置許可申請書 添付書類八：[原子炉冷却系統施設]－[原子炉圧力容器及び一次冷却材設備]－[通常運転時等]－[主要設備]－[支持構造物]（7）漏えい監視設備について、概要及び以下の項目を含む設計上の考慮事項を記載す （7）漏えい監視設備の概要及び設計上の考慮事項
る。

設置許可申請書 添付書類八 原子炉格納容器内への漏えいに対する監視の考え方：[原子炉冷却系統施設]－[原子炉圧力容器及び一次冷却材設備]－[通常運転時等]－[主要設備]－[漏えい監視設備]【図】ドライウェル冷却器凝縮水量測定装置及びドライウェル廃液サン
プ水位測定装置系統図

 原子炉格納容器内の一次冷却材の漏えいを監視する装置の構成、検出器の取設計及び工事計画認可申請書：原子炉格納容器内の原子炉冷却材の漏えいを監視する装置の構成に関する付箇所、計測範囲及び警報動作範囲（設工認による）説明書並びに計測範囲及び警報動作範囲に関する説明書《ドライウェル内ガス冷却装置凝縮水量測定装置及びドライウェル高電導度廃液サンプ水位測定装置の取付箇所、構成、漏えい検出時間、計測範囲及び警報動作範囲》
 原子炉圧力容器及び一次冷却材設備の健全性を確認するために実施する試験検 原子炉圧力容器及び一次冷却設備の健全性を確認する試験検査

査について記載する。

設置許可申請書 添付書類八：[原子炉冷却系統施設]－[原子炉圧力容器及び一次冷却材設備]－[通常運転時等]－[試験検査]
その他
使用前検査及び定期事業者検査要領書を参照

3-31

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン
 原子炉冷却材圧力バウンダリの健全性を維持するための手順を記載する。

JSAR ガイドライン解説
 原子炉冷却材圧力バウンダリの健全性を維持するための手順
設置許可申請書 添付書類八：[原子炉冷却系統施設]－[原子炉圧力容器及び一次冷却材設備]－[通常運転時等]－[手順等] 原子炉冷却材圧力バウンダリについて、設計方針を満足する設計となっているこ 原子炉冷却材圧力バウンダリに関する性能の評価とを記載する。

設置許可申請書 添付書類八：[原子炉冷却系統施設]－[原子炉圧力容器及び一次冷却材設備]－[通常運転時等]－[評価]3.5.1-2 原子炉圧力容器及び一次冷却材設備（重大事故等時）

3.5.1-2 原子炉圧力容器及び一次冷却設備（重大事故等時）

 原子炉圧力容器及び一次冷却設備（重大事故等時）の機能の概要を記載する。

 原子炉圧力容器及び一次冷却設備（重大事故等時）の機能の概要
設置許可申請書 添付書類八：[原子炉冷却系統施設]－[原子炉圧力容器及び一次冷却設備]－[重大事故等時]－[概要] 原子炉圧力容器及び一次冷却材設備（重大事故等時）について、以下の項目を含

 原子炉圧力容器及び一次冷却設備（重大事故等時）の設計方針

めて設計方針を記載する。

設置許可申請書 添付書類八 悪影響防止：[原子炉冷却系統施設]－[原子炉圧力容器及び一次冷却設備]

 環境条件等
 基本設計方針（設工認による）－[重大事故等時]－[設計方針]
設計及び工事計画認可申請書：10 補 3-1 原子炉本体の基本設計方針、適用基準及び適用規格

 適用基準及び適用規格（設工認による）
 原子炉圧力容器及び一次冷却材設備（重大事故等時）について、主要設備の仕様

 原子炉圧力容器及び一次冷却設備（重大事故等時）における主要設備の仕様を記載する。また、以下の項目について記載する。

設置許可申請書 添付書類八：[原子炉冷却系統施設]－[原子炉圧力容器及び一次冷却設備]－[重大事故等時]－[主要設備及び仕様]【表】原子炉圧力容器（重大事故等時）主要仕様

 主要設備の要目、また別途指定する項目についての設定根拠（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：原子炉本体（原子炉圧力容器）に係る要目表
・原子炉圧力容器（種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数／監視試験片：種類、初装荷個数及び取付箇所）
・原子炉圧力容器スカート（種類、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数）
・原子炉圧力容器基礎ボルト（同上）・原子炉圧力容器スタビライザ（同上）・中性子束計測ハウジング（種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数）
・制御棒駆動機構ハウジング（同上）・制御棒駆動機構ハウジングレストレントビーム（種類、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数）
・原子炉冷却材再循環ポンプモータケーシング（種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数）
・主蒸気流量制限器（種類、制限流量、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・炉心シュラウド（種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数）・シュラウドサポート（同上）・上部格子板（同上）・炉心支持板（同上）・中央燃料支持金具（同上）・周辺燃料支持金具（同上）・制御棒案内管（同上）・給水スパージャ（種類、主要寸法、材料及び個数）
・高圧炉心注水スパージャ（同上）・低圧注水スパージャ（同上）・高圧炉心注水系配管（原子炉圧力容器内部）（同上）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉圧力容器）

3-32

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
・原子炉圧力容器（最高使用圧力、最高使用温度及び個数）
・炉心シュラウド（最高使用圧力、最高使用温度及び個数）・シュラウドサポート（同上）・上部格子板（同上）・炉心支持板（同上）・中央燃料支持金具（同上）・周辺燃料支持金具（同上）・制御棒案内管（同上）・給水スパージャ（個数）・高圧炉心注水スパージャ（同上）・低圧注水スパージャ（同上）・高圧炉心注水配管（原子炉圧力容器内部）（同上） 主要機器の配置図、構造図及び系統図（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：原子炉本体の構造図（原子炉圧力容器）
・原子炉圧力容器
・原子炉圧力容器スタビライザ
・中性子束計測ハウジング
・制御棒駆動機構ハウジング
・制御棒駆動機構ハウジングレストレントビーム
・原子炉冷却材再循環ポンプモータケーシング
・炉心シュラウド・シュラウドサポート
・上部格子板・炉心支持板・中央燃料支持金具
・周辺燃料支持金具・制御棒案内管・給水スパージャ
・高圧炉心注水スパージャ
・低圧注水スパージャ
・高圧炉心注水系配管（原子炉圧力容器内部）

 耐震重要度分類に応じた耐震性に関する説明（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：耐震性に関する説明書（原子炉本体）
・原子炉圧力容器
・原子炉圧力容器スカート
・原子炉圧力容器基礎ボルト
・原子炉圧力容器スタビライザ
・制御棒駆動機構ハウジング
・制御棒駆動機構ハウジングレストレントビーム
・原子炉冷却材再循環ポンプモータケーシング
・主蒸気流量制限器
・炉心シュラウド・シュラウドサポート
・上部格子板・炉心支持板・中央燃料支持金具
・周辺燃料支持金具・制御棒案内管・給水スパージャ
・高圧炉心注水スパージャ
・低圧注水スパージャ
・高圧炉心注水系配管（原子炉圧力容器内部）

 技術基準規則で分類されるクラスに応じた強度評価の内容（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：強度に関する説明書（原子炉本体）
・原子炉圧力容器の強度計算書
・原子炉圧力容器スタビライザの応力計算書
・制御棒駆動機構ハウジングレストレントビームの応力計算書
・原子炉冷却材再循環ポンプモータケーシングの応力計算書

3-33

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
・炉心シュラウドの応力計算書
・シュラウドサポートの応力計算書
・上部格子版応力計算書
・炉心支持版の応力計算書
・制御棒案内管の応力計算書
・給水スパージャの応力計算書
・高圧炉心注水スパージャの応力計算書
・低圧注水スパージャの応力計算書
・高圧炉心注水系配管（原子炉圧力容器内部）の応力計算書

 安全弁及び逃がし弁の吹出量計算書（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：主蒸気逃がし安全弁の吹出量計算書《主蒸気逃がし安全弁について吹出量の設定根拠とその妥当性》

 原子炉圧力容器及び一次冷却材設備（重大事故等時）の試験可能性に係る設計上の考慮について記載する。

 原子炉圧力容器及び一次冷却設備（重大事故等時）の試験可能性に係る設計上の考慮
設置許可申請書 添付書類八：[原子炉冷却系統施設]－[原子炉圧力容器及び一次冷却設備]－[重大事故等時]－[試験検査]

3.5.2-1 残留熱除去系 （通常運転時等）

3.5.2-1 残留熱除去系 （通常運転時等）

 残留熱除去系の構成及び機能を記載する。

 残留熱除去系の構成及び機能設置許可申請書 添付書類八：[原子炉冷却系統施設]－[残留熱除去系]－[通常運転時]－[概要]【図】残留熱除去系系統概要図

 残留熱除去系について、以下の項目を含めて設計方針を記載する。

 残留熱除去系の設計方針

 原子炉停止時冷却設置許可申請書 添付書類八 事故時炉心冷却：[原子炉冷却系統施設]－[残留熱除去系]－[通常運転時]－[設計方針]

 事故時格納容器冷却 サプレッション・チェンバ・プール水冷却 構造強度 最終熱除去
 燃料プール水の冷却及び補給 多重性
 外部電源喪失の考慮
 その他の設計方針（事故時、通常運転時の過圧防護（隔離弁のインターロッ

追加記載事項

クを含む）の考え方を含む）
 残留熱除去系について、下記のモード・機能の考え方を記載する。

：過圧防護の考え方について記載する。（補足資料１-④）
 残留熱除去系のモード・機能の考え方
設置許可申請書 添付書類八

原子炉停止時冷却モード



低圧注水モード

格納容器スプレイモード【図】残留熱除去系停止時冷却モード系統概要図

サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード【図】残留熱除去系低圧注水モード系統概要図



燃料プール水の冷却及び補給【図】残留熱除去系格納容器スプレイ冷却モード系統概要図：[原子炉冷却系統施設]－[残留熱除去系]－[通常運転時]－[主要設備]【図】残留熱除去系サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード系
統概要図
 残留熱除去系の主要設備の仕様及び概要を記載する。また、以下の項目について

 残留熱除去系の主要設備の仕様及び概要記載する。

設置許可申請書 添付書類八：[原子炉冷却系統施設]－[残留熱除去系]－[通常運転時]－[主要設備の仕様]【表】残留熱除去系主要機器仕様

 主要設備の要目、また別途指定する項目についての設定根拠（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：原子炉冷却系統施設（残留熱除去設備）に係る要目表
・残留熱除去系
・熱交換器（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、伝熱面積、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・ポンプ（ポンプ：種類、容量、揚程、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所／原動機：種類、出力、個

3-34

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
数及び取付箇所）・ストレーナ（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・逃がし弁（種類、吹出圧力、吹出量、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所）
・主要弁（種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）
・炉心シュラウド（種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数）・シュラウドサポート（同上）・上部格子板（同上）・炉心支持板（同上）・中央燃料支持金具（同上）・周辺燃料支持金具（同上）・制御棒案内管（同上）・原子炉圧力容器（種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数／監視試験片：種類、初装荷個数及び取付箇所）
・給水スパージャ（種類、主要寸法、材料及び個数）
・低圧注水スパージャ（同上）・原子炉格納容器（種類、最高使用圧力、最高使用温度、設計漏えい率、主要寸法、材料及び個数）
・原子炉格納容器配管貫通部（貫通部番号、種類、個数、最高使用圧
力、最高使用温度、構成、主要寸法及び材料）
・格納容器スプレイ管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（残留熱除去設備）
・残留熱除去系
・熱交換器（容量、最高使用圧力、最高使用温度、伝熱面積及び個数）
・ポンプ（容量、揚程、最高使用圧力、最高使用温度、原動機出力及び個数）・ストレーナ（容量、最高使用圧力、最高使用温度及び個数）
・逃がし弁（吹出圧力及び個数）
・主要弁（最高使用圧力、最高使用温度及び個数）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度及び外径）・炉心シュラウド（最高使用圧力、最高使用温度及び個数）・シュラウドサポート（同上）・上部格子板（同上）・炉心支持板（同上）・中央燃料支持金具（同上）・周辺燃料支持金具（同上）・制御棒案内管（同上）・原子炉圧力容器（同上）・給水スパージャ（個数）・低圧注水スパージャ（同上）・原子炉格納容器（最高使用圧力、最高使用温度、設計漏えい率及び個数）
・原子炉格納容器配管貫通部（最高使用圧力、最高使用温度、外径、構成び個数）
・格納容器スプレイ管（最高使用圧力、最高使用温度及び外径）

 主要機器の配置図、構造図及び系統図（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：原子炉冷却系統施設に係る機器の配置を明示した図面（残留熱除去設備）：原子炉冷却系統施設の構造図（残留熱除去設備）
・残留熱除去系
・熱交換器
・ポンプ
・ストレーナ
・逃がし弁
・主要弁

3-35

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
・炉心シュラウド・シュラウドサポート
・上部格子板・炉心支持板・中央燃料支持金具
・周辺燃料支持金具・制御棒案内管・原子炉圧力容器
・給水スパージャ・低圧注水スパージャ
・原子炉格納容器・原子炉格納容器配管貫通部
・格納容器スプレイ管：原子炉冷却系統施設の系統図（残留熱除去設備）（設計基準対象施設）

 耐震重要度分類に応じた耐震性に関する説明（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：耐震性に関する説明書（原子炉冷却系統施設）
・残留熱除去系
・熱交換器
・ポンプ
・主配管
・炉心シュラウド・シュラウドサポート
・上部格子板・炉心支持板・中央燃料支持金具
・周辺燃料支持金具・制御棒案内管・原子炉圧力容器
・給水スパージャ・低圧注水スパージャ
・原子炉格納容器・原子炉格納容器配管貫通部
・格納容器スプレイ管 技術基準規則で分類されるクラスに応じた強度評価の内容（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：強度に関する説明書（原子炉冷却系統施設）
・残留熱除去系
・熱交換器の強度計算書
・ポンプの強度計算書
・ストレーナの強度計算書
・主要弁の強度計算書
・主配管の強度計算書
・炉心シュラウドの応力計算書
・シュラウドサポートの応力計算書
・上部格子版応力計算書
・炉心支持版の応力計算書
・制御棒案内管の応力計算書
・原子炉圧力容器の強度計算書
・給水スパージャの応力計算書
・低圧注水スパージャの応力計算書
・原子炉格納容器の基本板厚計算書
・原子炉格納容器の強度計算書
・原子炉格納容器配管貫通部の基本板厚計算書
・原子炉格納容器配管貫通部の強度計算書
・格納容器スプレイ管の基本板厚計算書
・格納容器スプレイ管の強度計算書

 安全弁及び逃がし弁の吹出量計算書（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：安全弁及び逃がし弁の吹出量計算書《残留熱除去系逃がし弁について吹出量の設定根拠とその妥当性》

3-36

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン
 残留熱除去系の健全性を確認するために実施する試験検査について記載する。

JSAR ガイドライン解説
 残留熱除去系の健全性を確認する試験検査
設置許可申請書 添付書類八：[原子炉冷却系統施設]－[残留熱除去系]－[通常運転時]－[試験検査]
その他
使用前検査及び定期事業者検査要領書を参照

 残留熱除去系について、設計方針を満足する設計となっていることを記載する。

 残留熱除去系に関する性能の評価
設置許可申請書 添付書類八：[原子炉冷却系統施設]－[残留熱除去系]－[通常運転時]－[評価]3.5.2-2 残留熱除去系（重大事故等時）

3.5.2-2 残留熱除去系（重大事故等時）

 重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する残留熱除去系の機能を記載

 重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する残留熱除去系の機能する。

設置許可申請書 添付書類八：[原子炉冷却系統施設]－[残留熱除去系]－[重大事故等時]－[概要] 重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する残留熱除去系について、以 重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する残留熱除去系の設計方針

下の項目を含めて設計方針を記載する。

設置許可申請書 添付書類八 悪影響防止：[原子炉冷却系統施設]－[残留熱除去系]－[重大事故等時]－[設計方針]

 容量等
 環境条件等
 操作性の確保
 重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する残留熱除去系の主要設備及び仕様を記載する。

 重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する残留熱除去系の主要設備及び仕様
設置許可申請書 添付書類八：[原子炉冷却系統施設]－[残留熱除去系]－[重大事故等時]－[主要設備及び仕様]【表】残留熱除去系主要機器仕様

 重大事故時の炉心への注入ポンプが正常に機能することの説明（設工認によ

設計及び工事計画認可申請書：非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備のポンプの有効吸込水頭に関す

る）

る説明書
《原子炉格納容器（サプレッションプール）を水源として、残留熱除去系ポンプが想定される最も小さい有効吸込水頭で正常に機能することの説明》
 重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する残留熱除去系の健全性を確認するために実施する試験検査について記載する。

 重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する残留熱除去系の健全性を確認する試験検査設置許可申請書 添付書類八：[原子炉冷却系統施設]－[残留熱除去系]－[重大事故等時]－[試験検査]

3.5.3-1 非常用炉心冷却系（通常運転時等）

3.5.3-1 非常用炉心冷却系（通常運転時等）

 ⾮常⽤炉⼼冷却系の構成及び機能を記載する。

 非常用炉心冷却系の構成及び機能設置許可申請書 添付書類八：[原子炉冷却系統施設]－[非常用炉心冷却系]－[通常運転時等]－[概要] ⾮常⽤炉⼼冷却系について、以下の項⽬を含めて設計⽅針を記載する。

 非常用炉心冷却系の設計方針

 ⾮常⽤炉⼼冷却系作動を含む保護を必要とする事故の範囲

設置許可申請書 添付書類八 自動起動：[原子炉冷却系統施設]－[非常用炉心冷却系]－[通常運転時等]

 単一故障,非常用電源及び物理的分離－[設計方針] 構造強度及び機能維持
 配管破断時荷重からの防護 有効吸込水頭（NPSH）
 非延性破壊の防止
 共用の排除 試験可能性 基本設計方針（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：原子炉冷却系統施設の基本設計方針、適用基準及び適用規格

3-37

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説

 適用基準及び適用規格（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：発電用原子炉施設の蒸気タービン、ポンプ等の損壊に伴う飛散物による損

 蒸気タービン、ポンプ等の損壊に伴う⾶来物による損傷防護に関する説明（設

傷防護に関する説明書

⼯認による）《機器及び配管の破損に伴う飛散物により安全性が損なわれることがないことの評価》

 非常用炉心冷却系の主要設備の仕様及び概要（以下の設備を含む）を記載する。


低圧注水系（構成、作動信号、注⼊経路を含む）



⾼圧炉心注水系（構成、容量、作動信号、注⼊経路、水源の切り替えを含 非常用炉心冷却系における主要設備の仕様及び概要
設置許可申請書 添付書類八：{[原子炉冷却系統施設]－[非常用炉心冷却系]－[通常運転時等]}－[主要設備の仕様]

む）

【表】非常用炉心冷却系主要機器仕様

自動減圧系（構成及び作動信号を含む）：{同上}－[主要設備]【図】非常用炉心冷却系系統概要図【図】残留熱除去系低圧注水モード系統概要図【図】高圧炉心注水系系統概要図【図】原子炉隔離時冷却系系統概要図（ABWR）
（ABWR）：{同上}－[主要設備の仕様]

原子炉隔離時冷却系（構成、作動信号、注⼊経路、水源の切り替えを含む）【表】非常用炉心冷却系主要機器仕様：{同上}－[主要設備] －[原子炉隔離時冷却系]【図】非常用炉心冷却系系統概要図【図】原子炉隔離時冷却系系統概要図（BWR5）
（BWR5）
設置許可申請書 添付書類八低圧炉心スプレイ系（構成、作動信号、注⼊経路を含む）：[原子炉冷却系統施設]－[非常用炉心冷却系]－[通常運転時等]－[主要設備及び仕様]－[低圧炉心スプレイ系]【図】低圧炉心スプレイ系系統構成図
また、以下の項目について記載する。
 主要設備の要目、また別途指定する項目についての設定根拠（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：原子炉冷却系統施設（非常用炉心冷却設備その他の原子炉注水設備）に係る要目表
・高圧炉心注水系
・ポンプ（ポンプ：種類、容量、揚程、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所／原動機：種類、出力、個数及び取付箇所）・復水貯蔵槽（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・ストレーナ（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・逃がし弁（種類、吹出圧力、吹出量、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所）
・主要弁（種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）
・炉心シュラウド（種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数）・シュラウドサポート（同上）・上部格子板（同上）・炉心支持板（同上）・中央燃料支持金具（同上）・周辺燃料支持金具（同上）・制御棒案内管（同上）・原子炉圧力容器（種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数／監視試験片：種類、初装荷個数及び取付箇所）
・高圧炉心注水スパージャ（種類、主要寸法、材料及び個数）

3-38

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
・高圧炉心注水系配管（原子炉圧力容器内部）（同上）
・原子炉格納容器（サプレッション・チェンバ）（種類、最高使用圧
力、最高使用温度、設計漏えい率、主要寸法、材料及び個数）
・原子炉格納容器配管貫通部（貫通部番号、種類、個数、最高使用圧
力、最高使用温度、構成、主要寸法及び材料）
・低圧注水系・残留熱除去系ポンプ（ポンプ：種類、容量、揚程、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所／原動機：
種類、出力、個数及び取付箇所）
・残留熱除去系ストレーナ（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・逃がし弁（種類、吹出圧力、吹出量、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）
・炉心シュラウド（種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数）・シュラウドサポート（同上）・上部格子板（同上）・炉心支持板（同上）・中央燃料支持金具（同上）・周辺燃料支持金具（同上）・制御棒案内管（同上）・原子炉圧力容器（種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数／監視試験片：種類、初装荷個数及び取付箇所）
・給水スパージャ（種類、主要寸法、材料及び個数）
・低圧注水スパージャ（同上）・残留熱除去系熱交換器（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、伝熱面積、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・原子炉格納容器（サプレッション・チェンバ）（種類、最高使用圧
力、最高使用温度、設計漏えい率、主要寸法、材料及び個数）
・原子炉格納容器配管貫通部（貫通部番号、種類、個数、最高使用圧
力、最高使用温度、構成、主要寸法及び材料）：原子炉冷却系統施設（原子炉冷却材の循環設備）に係る要目表
・主蒸気系
・主蒸気逃がし安全弁自動減圧機能用アキュムレータ（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数）
・主蒸気逃がし安全弁（種類、吹出圧力、吹出量、主要寸法、材料、駆動方法、個数、取付箇所及び吹出場所並びに自動減圧機能を有する個数）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）（ABWR）：原子炉冷却系統施設（非常用炉心冷却設備その他の原子炉注水設備）に係る要目表
・原子炉隔離時冷却系・ポンプ（ポンプ：種類、容量、揚程、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所／原動機：種類、出力、個数及び取付箇所）・復水貯蔵槽（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・ストレーナ（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・逃がし弁（種類、吹出圧力、吹出量、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所）
・主要弁（種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）
・炉心シュラウド（種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数）・シュラウドサポート（同上）・上部格子板（同上）

3-39

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
・炉心支持板（同上）・中央燃料支持金具（同上）・周辺燃料支持金具（同上）・制御棒案内管（同上）・原子炉圧力容器（種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数／監視試験片：種類、初装荷個数及び取付箇所）
・給水スパージャ（種類、主要寸法、材料及び個数）
・原子炉格納容器（サプレッション・チェンバ）（種類、最高使用圧
力、最高使用温度、設計漏えい率、主要寸法、材料及び個数）
・原子炉格納容器配管貫通部（貫通部番号、種類、個数、最高使用圧
力、最高使用温度、構成、主要寸法及び材料）（BWR5）：原子炉冷却系統施設（非常用炉心冷却設備その他の原子炉注水設備）に係る要目表
・低圧炉心スプレイ系
・ポンプ（ポンプ：種類、容量、揚程、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所／原動機：種類、出力、個数及び取付箇所）・ストレーナ（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・逃がし弁（種類、吹出圧力、吹出量、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所）
・主要弁（種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）
・炉心シュラウド（種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数）・シュラウドサポート（同上）・上部格子板（同上）・炉心支持板（同上）・中央燃料支持金具（同上）・周辺燃料支持金具（同上）・制御棒案内管（同上）・原子炉圧力容器（種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数／監視試験片：種類、初装荷個数及び取付箇所）
・低圧炉心スプレイスパージャ（種類、主要寸法、材料及び個数）
・低圧炉心スプレイ配管（原子炉圧力容器内部）（同上）
・原子炉格納容器（サプレッション・チェンバ）（種類、最高使用圧
力、最高使用温度、設計漏えい率、主要寸法、個数及び材料）
・原子炉格納容器配管貫通部（種類、個数、最高使用圧力、最高使用
温度、構成、主要寸法及び材料）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（非常用炉心冷却設備その他の
原子炉注水設備）・高圧炉心注水系
・ポンプ（容量、揚程、最高使用圧力、最高使用温度、原動機出力及び個数）
・復水貯蔵槽（容量、最高使用圧力、最高使用温度及び個数）・ストレーナ（同上）・逃がし弁（吹出圧力及び個数）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度及び外径）・炉心シュラウド（最高使用圧力、最高使用温度及び個数）・シュラウドサポート（同上）・上部格子板（同上）・炉心支持板（同上）・中央燃料支持金具（同上）・周辺燃料支持金具（同上）・制御棒案内管（同上）・原子炉圧力容器（同上）・高圧炉心注水スパージャ（個数）

3-40

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
・高圧炉心注水配管（原子炉圧力容器内部）（同上）
・原子炉格納容器（サプレッション・チェンバ）（最高使用圧力、最高使用温度、設計漏えい率及び個数）
・原子炉格納容器配管貫通部（最高使用圧力、最高使用温度、外径、構成び個数）
・低圧注水系・残留熱除去系ポンプ（容量、揚程、最高使用圧力、最高使用温度、原動機出力及び個数）
・残留熱除去系ストレーナ（容量、最高使用圧力、最高使用温度及び個数）
・逃がし弁（吹出圧力及び個数）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度及び外径）・炉心シュラウド（最高使用圧力、最高使用温度及び個数）・シュラウドサポート（同上）・上部格子板（同上）・炉心支持板（同上）・中央燃料支持金具（同上）・周辺燃料支持金具（同上）・制御棒案内管（同上）・原子炉圧力容器（同上）・給水スパージャ（個数）・低圧注水スパージャ（同上）・残留熱除去系熱交換器（容量、最高使用圧力、最高使用温度、伝熱
面積及び個数）・原子炉格納容器（サプレッション・チェンバ）（最高使用圧力、最高使用温度、設計漏えい率及び個数）
・原子炉格納容器配管貫通部（最高使用圧力、最高使用温度、外径、構成び個数）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却材の循環設備）
・主蒸気系
・主蒸気逃がし安全弁自動減圧機能用アキュムレータ（容量、最高使
用圧力、最高使用温度及び個数）
・主蒸気逃がし安全弁（吹出圧力及び個数）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度及び外径）（ABWR）
・原子炉隔離時冷却系・ポンプ（容量、揚程、最高使用圧力、最高使用温度、原動機出力及び個数）
・復水貯蔵槽（容量、最高使用圧力、最高使用温度及び個数）・ストレーナ（容量、最高使用圧力、最高使用温度及び個数）
・逃がし弁（吹出圧力及び個数）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度及び外径）・炉心シュラウド（最高使用圧力、最高使用温度及び個数）・シュラウドサポート（同上）・上部格子板（同上）・炉心支持板（同上）・中央燃料支持金具（同上）・周辺燃料支持金具（同上）・制御棒案内管（同上）・原子炉圧力容器（同上）・給水スパージャ（個数）・原子炉格納容器（サプレッション・チェンバ）（最高使用圧力、最高使用温度、設計漏えい率及び個数）
・原子炉格納容器配管貫通部（最高使用圧力、最高使用温度、外径、構成び個数）（BWR5）
・低圧炉心スプレイ系
・ポンプ（容量、揚程、最高使用圧力、最高使用温度、原動機出力及
び個数）

3-41

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
・ストレーナ（容量、最高使用圧力、最高使用温度及び個数）
・逃がし弁（吹出圧力及び個数）
・主要弁（最高使用圧力、最高使用温度及び個数）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度及び外径）・炉心シュラウド（最高使用圧力、最高使用温度及び個数）・シュラウドサポート（同上）・上部格子板（同上）・炉心支持板（同上）・中央燃料支持金具（同上）・周辺燃料支持金具（同上）・制御棒案内管（同上）・原子炉圧力容器（同上）・低圧炉心スプレイスパージャ（個数）・低圧炉心スプレイ配管（原子炉圧力容器内部）（個数）・原子炉格納容器（サプレッション・チェンバ）（最高使用圧力、最高使用温度、設計漏えい率及び個数）
・原子炉格納容器配管貫通部（最高使用圧力、最高使用温度、外径、構成び個数）

 主要機器の配置図、構造図及び系統図（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：原子炉冷却系統設備に係る機器の配置を明示した図面（非常用炉心冷却設
備その他原子炉注水設備、原子炉冷却材の循環設備）：原子炉冷却系統施設の構造図（非常用炉心冷却設備その他の原子炉注水設
備、原子炉冷却材の循環設備）
・高圧炉心注水系
・ポンプ
・復水貯蔵槽・ストレーナ
・逃がし弁
・主要弁
・炉心シュラウド・シュラウドサポート
・上部格子板・炉心支持板・中央燃料支持金具
・周辺燃料支持金具・制御棒案内管・原子炉圧力容器
・高圧炉心注水スパージャ
・高圧炉心注水系配管（原子炉圧力容器内部）
・原子炉格納容器・原子炉格納容器配管貫通部
・低圧注水系・残留熱除去系ポンプ
・残留熱除去系ストレーナ
・逃がし弁
・炉心シュラウド・シュラウドサポート
・上部格子板・炉心支持板・中央燃料支持金具
・周辺燃料支持金具・制御棒案内管・原子炉圧力容器
・給水スパージャ・低圧注水スパージャ
・残留熱除去系熱交換器
・原子炉格納容器・原子炉格納容器配管貫通部
・主蒸気系
・主蒸気逃がし安全弁自動減圧機能用アキュムレータ

3-42

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
・主蒸気逃がし安全弁：原子炉冷却系統設備の系統図（非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備、原子炉冷却材の循環設備）（設計基準対象施設）（ABWR）：原子炉冷却系統施設の構造図（非常用炉心冷却設備その他の原子炉注水設
備）・原子炉隔離時冷却系
・ポンプ
・復水貯蔵槽・ストレーナ
・逃がし弁
・主要弁
・炉心シュラウド・シュラウドサポート
・上部格子板・炉心支持板・中央燃料支持金具
・周辺燃料支持金具・制御棒案内管・原子炉圧力容器
・給水スパージャ・原子炉格納容器・原子炉格納容器配管貫通部（BWR5）：原子炉冷却系統施設の構造図（非常用炉心冷却設備その他の原子炉注水設
備）・低圧炉心スプレイ系
・ポンプ
・ストレーナ・主要弁・炉心シュラウド・シュラウドサポート
・上部格子板・炉心支持板・中央燃料支持金具
・周辺燃料支持金具・制御棒案内管・原子炉圧力容器
・低圧炉心スプレイスパージャ
・低圧炉心スプレイ配管（原子炉圧力容器内部）
・原子炉格納容器（サプレッション・チェンバ）・原子炉格納容器配管貫通部

 耐震重要度分類に応じた耐震性に関する説明（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：耐震性に関する説明書（原子炉冷却系統施設）
・高圧炉心注水系
・ポンプ
・復水貯蔵槽・ストレーナ・主配管
・炉心シュラウド・シュラウドサポート
・上部格子板・炉心支持板・中央燃料支持金具
・周辺燃料支持金具・制御棒案内管・原子炉圧力容器
・高圧炉心注水スパージャ

3-43

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
・高圧炉心注水系配管（原子炉圧力容器内部）
・原子炉格納容器・原子炉格納容器配管貫通部
・低圧注水系・残留熱除去系ポンプ
・残留熱除去系ストレーナ
・主配管
・炉心シュラウド・シュラウドサポート
・上部格子板・炉心支持板・中央燃料支持金具
・周辺燃料支持金具・制御棒案内管・原子炉圧力容器
・給水スパージャ・低圧注水スパージャ
・残留熱除去系熱交換器
・原子炉格納容器・原子炉格納容器配管貫通部
・主蒸気系
・主蒸気逃がし安全弁自動減圧機能用アキュムレータ
・主配管（ABWR）
・原子炉隔離時冷却系
・ポンプ
・復水貯蔵槽・ストレーナ・主配管
・炉心シュラウド・シュラウドサポート
・上部格子板・炉心支持板・中央燃料支持金具
・周辺燃料支持金具・制御棒案内管・原子炉圧力容器
・給水スパージャ・原子炉格納容器・原子炉格納容器配管貫通部（BWR5）
・低圧炉心スプレイ系
・ポンプ
・ストレーナ・主要弁・主配管
・ストレーナ・炉心シュラウド・シュラウドサポート
・上部格子板・炉心支持板・中央燃料支持金具
・周辺燃料支持金具・制御棒案内管・原子炉圧力容器
・低圧炉心スプレイスパージャ
・低圧炉心スプレイ配管（原子炉圧力容器内部）
・原子炉格納容器（サプレッション・チェンバ）・原子炉格納容器配管貫通部

3-44

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン
 技術基準規則で分類されるクラスに応じた強度評価の内容（設工認による）

JSAR ガイドライン解説
設計及び工事計画認可申請書：強度に関する説明書（原子炉冷却系統施設）
・高圧炉心注水系
・ポンプの強度計算書
・復水貯蔵槽の強度計算書
・ストレーナの強度計算書
・主要弁の強度計算書
・主配管の強度計算書
・炉心シュラウドの応力計算書
・シュラウドサポートの応力計算書
・上部格子版応力計算書
・炉心支持版の応力計算書
・制御棒案内管の応力計算書
・原子炉圧力容器の強度計算書
・高圧炉心注水スパージャの応力計算書
・高圧炉心注水系配管（原子炉圧力容器内部）の応力計算書
・原子炉格納容器の基本板厚計算書
・原子炉格納容器の強度計算書
・原子炉格納容器配管貫通部の基本板厚計算書
・原子炉格納容器配管貫通部の強度計算書
・低圧注水系・残留熱除去系ポンプの強度計算書
・残留熱除去系ストレーナの強度計算書
・主配管の強度計算書
・炉心シュラウドの応力計算書
・シュラウドサポートの応力計算書
・上部格子版応力計算書
・炉心支持版の応力計算書
・制御棒案内管の応力計算書
・原子炉圧力容器の強度計算書
・給水スパージャの応力計算書
・低圧注水スパージャの応力計算書
・残留熱除去系熱交換器の強度計算書
・原子炉格納容器の基本板厚計算書
・原子炉格納容器の強度計算書
・原子炉格納容器配管貫通部の基本板厚計算書
・原子炉格納容器配管貫通部の強度計算書
・主蒸気系
・主蒸気逃がし安全弁自動減圧機能用アキュムレータの強度計算書
・主配管の強度計算書（ABWR）
・原子炉隔離時冷却系
・ポンプの強度計算書
・復水貯蔵槽の強度計算書
・ストレーナの強度計算書
・主要弁の強度計算書
・主配管の強度計算書
・炉心シュラウドの応力計算書
・シュラウドサポートの応力計算書
・上部格子版応力計算書
・炉心支持版の応力計算書
・制御棒案内管の応力計算書
・原子炉圧力容器の強度計算書
・給水スパージャの応力計算書
・原子炉格納容器の基本板厚計算書
・原子炉格納容器の強度計算書
・原子炉格納容器配管貫通部の基本板厚計算書
・原子炉格納容器配管貫通部の強度計算書

3-45

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説（BWR5）
・低圧炉心スプレイ系
・ポンプの強度計算書
・ストレーナの応力計算書
・ストレーナの強度計算書
・主要弁の強度計算書
・主配管の基本板厚計算書
・主配管の応力計算書
・原子炉圧力容器の強度計算書
・原子炉格納容器（サプレッション・チェンバ）の強度計算書
・原子炉格納容器配管貫通部の強度計算書

 安全弁及び逃がし弁の吹出量計算書（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：安全弁及び逃がし弁の吹出量計算書《高圧炉心注水系及び低圧注水系逃がし弁について吹出量の設定根拠とその妥当性》：主蒸気逃がし安全弁の吹出量計算書《主蒸気逃がし安全弁について吹出量の設定根拠とその妥当性》

 非常用炉心冷却系の健全性を確認するために実施する試験検査について記載す 非常用炉心冷却系の健全性を確認する試験検査る。

設置許可申請書 添付書類八：[原子炉冷却系統施設]－[非常用炉心冷却系]－[通常運転時等]－[試験検査]その他
使用前検査及び定期事業者検査要領書を参照

 非常用炉心冷却系について、設計方針を満足する設計となっていることを記載す

 非常用炉心冷却系に関する性能の評価る。

設置許可申請書 添付書類八：[原子炉冷却系統施設]－[非常用炉心冷却系]－[通常運転時等]－[評価]3.5.3-2 非常用炉心冷却系（重大事故等時）

3.5.3-2 非常用炉心冷却系（重大事故等時）

 重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する低圧注水系の概要を記載す 重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する低圧注水系の概要

る。

（「3.5.2-2 残留熱除去系（重大事故等時）」の記載を参照）（「3.5.2-2 残留熱除去系（重大事故等時）」の記載を参照）
 重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する高圧炉心注水系の概要を記

 重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する高圧炉心注水系の概要載する。

設置許可申請書 添付書類八：[原子炉冷却系統施設]－[非常用炉心冷却系]－[重大事故等時]－[高圧炉心注水系]－[概要] 重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する高圧炉心注水系について、

 重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する高圧炉心注水系の設計方針
設置許可申請書 添付書類八以下の項目を含めて設計方針を記載する。

：[原子炉冷却系統施設]－[非常用炉心冷却系]－[重大事故等時]

 悪影響防止－[高圧炉心注水系]－[設計方針]

 容量等
 環境条件等
 操作性の確保
 重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する高圧炉心注水系の主要設備
及び仕様を記載する。

 重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する高圧炉心注水系の主要設備
及び仕様：[原子炉冷却系統施設]－[非常用炉心冷却系]－[重大事故等時]－[高圧炉心注水系]－[主要設備及び仕様]【表】非常用炉心冷却系主要機器仕様

 重大事故時の炉心への注入ポンプが正常に機能することの説明（設工認によ

設計及び工事計画認可申請書：非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備のポンプの有効吸込水頭に関す

る）

る説明書
《復水貯蔵槽または原子炉格納容器（サプレッション・チェンバ）を水源として、高圧炉心注水系ポンプが想定される最も小さい有効
吸込水頭で正常に機能することの説明》

3-46

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説

 重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する高圧炉心注水系の健全性を 重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する高圧炉心注水系の健全性を確認するために実施する試験検査について記載する。

確認する試験検査：[原子炉冷却系統施設]－[非常用炉心冷却系]－[重大事故等時]－[高圧炉心注水系]－[試験検査]（ABWR）（ABWR）

 重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する原子炉隔離時冷却系の概要

 重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する原子炉隔離時冷却系の概要を記載する。

設置許可申請書 添付書類八：[原子炉冷却系統施設]－[非常用炉心冷却系]－[重大事故等時]－[原子炉隔離時冷却系]－[概要]（ABWR）（ABWR）

 重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する原子炉隔離時冷却系につい 重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する原子炉隔離時冷却系の設計て、以下の項目を含めて設計方針を記載する。


方針：[原子炉冷却系統施設]－[非常用炉心冷却系]－[重大事故等時]

悪影響防止－[原子炉隔離時冷却系]－[設計方針]

 容量等
 環境条件等
 操作性の確保（ABWR）（ABWR）

 重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する原子炉隔離時冷却系の主要

 重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する原子炉隔離時冷却系の主要設備及び仕様を記載する。

設備及び仕様：[原子炉冷却系統施設]－[非常用炉心冷却系]－[重大事故等時]－[原子炉隔離時冷却系]－[主要設備及び仕様]【表】非常用炉心冷却系主要機器仕様

 重大事故時の炉心への注入ポンプが正常に機能することの説明（設工認によ

設計及び工事計画認可申請書：非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備のポンプの有効吸込水頭に関す

る）

る説明書
《復水貯蔵槽または原子炉格納容器（サプレッション・チェンバ）を水源として、原子炉隔離時冷却系ポンプが想定される最も小さい
有効吸込水頭で正常に機能することの説明》（ABWR）（ABWR）

 重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する原子炉隔離時冷却系の健全

 重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する原子炉隔離時冷却系の健全性を確認するために実施する試験検査について記載する。

性を確認する試験検査：[原子炉冷却系統施設]－[非常用炉心冷却系]－[重大事故等時]－[原子炉隔離時冷却系]－[試験検査]（BWR5）（BWR5）

 重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する低圧炉心スプレイ系の概要

 重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する低圧炉心スプレイ系の概要
設置許可申請書 添付書類八を記載する。

：[原子炉冷却系統施設]－[非常用炉心冷却系]－[重大事故等時]－[低圧炉心スプレイ系]－[概要]（BWR5）（BWR5）

 重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する低圧炉心スプレイ系につい 重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する低圧炉心スプレイ系の設計て、以下の項目を含めて設計方針を記載する。


悪影響防止



容量等



環境条件等



操作性の確保方針
設置許可申請書 添付書類八：[原子炉冷却系統施設]－[非常用炉心冷却系]－[重大事故等時]－[低圧炉心スプレイ系]－[設計方針]（BWR5）（BWR5）

 重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する低圧炉心スプレイ系の主要

 重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する低圧炉心スプレイ系の主要設備及び仕様を記載する。

設備及び仕様：[原子炉冷却系統施設]－[非常用炉心冷却系]－[重大事故等時]－[低圧炉心スプレイ系]－[主要設備及び仕様]

 重大事故時の炉心への注入ポンプが正常に機能することの説明（設工認によ

設計及び工事計画認可申請書

る）：非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備のポンプの有効吸込水頭に関す

3-47

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
る説明書《原子炉格納容器（サプレッション・チェンバ）を水源として、低圧炉心スプレイ系ポンプが想定される最も小さい有効吸込水頭で正常に機能することの説明》（BWR5）（BWR5）

 重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する低圧炉心スプレイ系の健全

 重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する低圧炉心スプレイ系の健全性を確認するために実施する試験検査について記載する。

性を確認するために実施する試験検査：[原子炉冷却系統施設]－[非常用炉心冷却系]－[重大事故等時]－[低圧炉心スプレイ系]－[試験検査]

3.5.4 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

3.5.4 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

 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構

 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構成及び機能を記載する。

成及び機能設置許可申請書 添付書類八：[原子炉冷却系統施設]－[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]－[概要]【図】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系統概要図（高圧代替注水系による発電用原子炉の冷却、原子炉隔離時冷却系の現場操作による発電用原子炉の冷却及
びほう酸水注入系による進展抑制）

 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につ 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設

いて、以下の項目を含む設計方針を記載する。

計方針

 フロントライン系故障時に用いる設備（設備には、冷却能力、系統、操作、設置許可申請書 添付書類八電源確保、及び計装等を含む。以下同じ。）：[原子炉冷却系統施設]－[原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原

 サポート系故障時に用いる設備

子炉を冷却するための設備]－[設計方針]

 監視及び制御に用いる設備
 事象進展抑制のために用いる設備
 多様性、位置的分散
 悪影響防止
 容量等
 環境条件等
 操作性の確保
 基本設計方針（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：原子炉冷却系統施設の基本設計方針、適用基準及び適用規格

 適用基準及び適用規格（設工認による）
 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う
ち主要設備の仕様を記載する。また、以下の項目について記載する。

 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設備の仕様
設置許可申請書 添付書類八：[原子炉冷却系統施設]－[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]－[主要設備及び仕様]【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

 主要設備の要目、また別途指定する項目についての設定根拠（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：原子炉冷却系統施設（非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備）に係る要目表
・高圧代替注水系
・ポンプ（ポンプ：種類、容量、揚程、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所／原動機：種類、出力、個数及び取付箇所）・復水貯蔵槽（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）
・炉心シュラウド（種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数）・シュラウドサポート（同上）・上部格子板（同上）・炉心支持板（同上）

3-48

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
・中央燃料支持金具（同上）・周辺燃料支持金具（同上）・制御棒案内管（同上）・原子炉圧力容器（種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数／監視試験片：種類、初装荷個数及び取付箇所）
・給水スパージャ（種類、主要寸法、材料及び個数）
・原子炉格納容器配管貫通部（貫通部番号、種類、個数、最高使用圧
力、最高使用温度、構成、主要寸法及び材料）
・ほう酸水注入系
・ポンプ（ポンプ：種類、容量、吐出圧力、最高使用圧力、最高使用
温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所／原動機：種類、出力、個数及び取付箇所）
・貯蔵タンク（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・逃がし弁（種類、吹出圧力、吹出量、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）
・炉心シュラウド（種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数）・シュラウドサポート（同上）・上部格子板（同上）・炉心支持板（同上）・中央燃料支持金具（同上）・周辺燃料支持金具（同上）・制御棒案内管（同上）・原子炉圧力容器（種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数／監視試験片：種類、初装荷個数及び取付箇所）
・高圧炉心注水スパージャ（種類、主要寸法、材料及び個数）
・高圧炉心注水系配管（原子炉圧力容器内部）（同上）
・原子炉格納容器配管貫通部（貫通部番号、種類、個数、最高使用圧
力、最高使用温度、構成、主要寸法及び材料）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（非常用炉心冷却設備その他原
子炉注水設備）・高圧代替注水系
・ポンプ（容量、揚程、最高使用圧力、最高使用温度、原動機出力及び個数）
・復水貯蔵槽（容量、最高使用圧力、最高使用温度及び個数）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度及び外径）・炉心シュラウド（最高使用圧力、最高使用温度及び個数）・シュラウドサポート（同上）・上部格子板（同上）・炉心支持板（同上）・中央燃料支持金具（同上）・周辺燃料支持金具（同上）・制御棒案内管（同上）・原子炉圧力容器（同上）・給水スパージャ（個数）・原子炉格納容器配管貫通部（最高使用圧力、最高使用温度、外径、構成び個数）
・ほう酸水注入系
・ポンプ（容量、吐出圧力、最高使用圧力、最高使用温度、原動機出力及び個数）
・貯蔵タンク（容量、最高使用圧力、最高使用温度及び個数）
・逃がし弁（吐出圧力及び個数）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度及び外径）・炉心シュラウド（最高使用圧力、最高使用温度及び個数）・シュラウドサポート（同上）・上部格子板（同上）・炉心支持板（同上）・中央燃料支持金具（同上）

3-49

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
・周辺燃料支持金具（同上）・制御棒案内管（同上）・原子炉圧力容器（同上）・高圧炉心注水スパージャ（個数）・高圧炉心注水配管（原子炉圧力容器内部）（同上）
・原子炉格納容器配管貫通部（最高使用圧力、最高使用温度、外径、構成び個数）

 主要機器の配置図、構造図及び系統図（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：原子炉冷却系統設備に係る機器の配置を明示した図面（非常用炉心冷却設
備その他原子炉注水設備）：原子炉冷却系統設備の構造図（非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設
備）・高圧代替注水系
・ポンプ
・復水貯蔵槽・炉心シュラウド・シュラウドサポート
・上部格子板・炉心支持板・中央燃料支持金具
・周辺燃料支持金具・制御棒案内管・原子炉圧力容器
・給水スパージャ・原子炉格納容器配管貫通部
・ほう酸水注入系
・ポンプ
・貯蔵タンク・逃がし弁・炉心シュラウド・シュラウドサポート
・上部格子板・炉心支持板・中央燃料支持金具
・周辺燃料支持金具・制御棒案内管・原子炉圧力容器
・高圧炉心注水スパージャ
・高圧炉心注水系配管（原子炉圧力容器内部）
・原子炉格納容器配管貫通部：原子炉冷却系統設備の系統図（非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備）（重大事故等対処設備）

 耐震重要度分類に応じた耐震性に関する説明（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：耐震性に関する説明書（原子炉冷却系統施設）・高圧代替注水系
・ポンプ
・復水貯蔵槽
・主配管
・炉心シュラウド・シュラウドサポート
・上部格子板・炉心支持板・中央燃料支持金具
・周辺燃料支持金具・制御棒案内管・原子炉圧力容器
・給水スパージャ・原子炉格納容器配管貫通部
・ほう酸水注入系

3-50

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
・ポンプ
・貯蔵タンク・主配管
・炉心シュラウド・シュラウドサポート
・上部格子板・炉心支持板・中央燃料支持金具
・周辺燃料支持金具・制御棒案内管・原子炉圧力容器
・高圧炉心注水スパージャ
・高圧炉心注水系配管（原子炉圧力容器内部）
・原子炉格納容器配管貫通部

 技術基準規則で分類されるクラスに応じた強度評価の内容（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：強度に関する説明書（原子炉冷却系統施設）・高圧代替注水系
・炉心シュラウドの応力計算書
・シュラウドサポートの応力計算書
・上部格子版応力計算書
・炉心支持版の応力計算書
・制御棒案内管の応力計算書
・給水スパージャの応力計算書
・ほう酸水注入系
・炉心シュラウドの応力計算書
・シュラウドサポートの応力計算書
・上部格子版応力計算書
・炉心支持版の応力計算書
・制御棒案内管の応力計算書
・高圧炉心注水スパージャの応力計算書
・高圧炉心注水系配管（原子炉圧力容器内部）の応力計算書（重大事故等クラス 2 容器）
・高圧代替注水系
・復水貯蔵槽の強度計算書
・原子炉圧力容器の強度計算書
・原子炉格納容器配管貫通部の強度計算書
・ほう酸水注入系
・貯蔵タンクの強度計算書
・原子炉圧力容器の強度計算書
・原子炉格納容器配管貫通部の強度計算書（重大事故等クラス 2 管）・高圧代替注水系
・主配管の強度計算書
・ほう酸水注入系
・主配管の強度計算書（重大事故等クラス 2 ポンプ）
・高圧代替注水系
・ポンプの強度計算書
・ほう酸水注入系
・ポンプの強度計算書

 重大事故時の炉心への注入ポンプが正常に機能することの説明（設工認によ

設計及び工事計画認可申請書：非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備のポンプの有効吸込水頭に関す

る）

る説明書
《復水貯蔵槽、またはほう酸水注入系貯蔵タンクを水源として、それぞれ代替高圧代替注入系ポンプまたはほう酸水注入系ポンプが想定される最も小さい有効吸込水頭で正常に機能することの説明》
 安全弁及び逃がし弁の吹出量計算書（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：安全弁及び逃がし弁の吹出量計算書

3-51

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説《ほう酸水注入系逃がし弁について吹出量の設定根拠とその妥当性》

 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試

 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試

験可能性に係る設計上の考慮、及び健全性を確認するために実施する試験検査に験可能性、及び健全性を確認する試験検査ついて記載する。

設置許可申請書 添付書類八：[原子炉冷却系統施設]－[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]－[試験検査]
その他
使用前検査及び定期事業者検査要領書を参照

3.5.5 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

3.5.5 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を減圧するための設備の構成及び機能を説明する。

 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備の構成及び機能設置許可申請書 添付書類八：[原子炉冷却系統施設]－[原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備]－[概要]【図】原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備系統概要図（原子炉減圧の自動化、手動による原子炉減圧、代替直流電源設
備による復旧及び代替交流電源設備による復旧、並びに可搬型直流電源設備による逃がし安全弁の機能回復及び逃がし安全弁用
可搬型蓄電池による逃がし安全弁機能回復）

 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備について、以下の項目を含め

 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備の設計方針て設計方針を記載する。

設置許可申請書 添付書類八 フロントライン系故障時に用いる設備（設備には、系統、操作、電源確保、：[原子炉冷却系統施設]－[原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための及び計装等を含む。以下同じ。）

設備]－[設計方針]

 サポート系故障時に用いる設備
 炉心損傷時における高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱の防止
 インターフェイスシステム LOCA 発生時に用いる設備
 多様性、位置的分散
 悪影響防止
 容量等
 環境条件等
 操作性の確保
 基本設計方針（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：原子炉冷却系統施設の基本設計方針、適用基準及び適用規格

 適用基準及び適用規格（設工認による）
 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち主要設備の仕様を記

 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備の主要設備の仕様載する。また、主要設備のうち可搬式設備について以下の項目を記載する。

設置許可申請書 添付書類八：[原子炉冷却系統施設]－[原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備]－[主要設備及び仕様]【表】原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備の主要機器仕様

 主要設備の要目、また別途指定する項目についての設定根拠（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：原子炉冷却系統施設（原子炉冷却材の循環設備）に係る要目表
・主蒸気系
・主蒸気逃がし安全弁逃がし弁機能用アキュムレータ（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数）
・主蒸気逃がし安全弁自動減圧機能用アキュムレータ（同上）・主蒸気逃がし安全弁（種類、吹出圧力（逃がし弁機能、安全弁機能）、
吹出量（逃がし弁機能、安全弁機能）、主要寸法、材料、駆動
方法、個数、取付箇所及び吹出場所）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）：その他発電用原子炉の附属施設（非常用電源設備（その他の電源装置））に係る要目表・逃がし安全弁用可搬型蓄電池（種類、容量、電圧、主要寸法、個数
及び取付箇所）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却材の循環設備）

3-52

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
・主蒸気系
・主蒸気逃がし安全弁逃がし弁機能用アキュムレータ（容量、最高使
用圧力、最高使用温度及び個数）
・主蒸気逃がし安全弁自動減圧機能用アキュムレータ（同上）・主蒸気逃がし安全弁（吹出圧力（逃がし弁機能、安全弁機能）及び個数）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度及び外径）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（その他の電源装置）
・逃がし安全弁用可搬型蓄電池（容量及び個数）

 主要機器の配置図、構造図及び系統図（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：原子炉冷却系統施設に係る機器の配置を明示した図面（原子炉冷却材の循
環設備）：その他発電用原子炉の附属施設に係る機器の配置を明示した図面（その他の電源設備）：原子炉冷却系統施設の構造図（原子炉冷却材の循環設備）
・主蒸気系
・主蒸気逃がし安全弁逃がし弁機能用アキュムレータ
・主蒸気逃がし安全弁自動減圧機能用アキュムレータ
・主蒸気逃がし安全弁：その他発電用原子炉の附属施設の構造図（その他の電源装置）
・逃がし安全弁用可搬型蓄電池：原子炉冷却系統設備の系統図（原子炉冷却材の循環設備） （重大事故等対処設備）

 耐震重要度分類に応じた耐震性に関する説明（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：耐震性に関する説明書（原子炉冷却系統施設）
・主蒸気系
・主蒸気逃がし安全弁逃がし弁機能用アキュムレータ
・主蒸気逃がし安全弁自動減圧機能用アキュムレータ
・主配管

 技術基準規則で分類されるクラスに応じた強度評価の内容（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：強度に関する説明書（原子炉冷却系統施設）（重大事故等クラス 2 容器）
・主蒸気逃がし安全弁逃がし弁機能用アキュムレータの強度計算書
・主蒸気逃がし安全弁自動減圧機能用アキュムレータの強度計算書（重大事故等クラス 2 管）・主配管の強度計算書

 重大事故時の炉心への注入ポンプが正常に機能することの説明（設工認によ

設計及び工事計画認可申請書：非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備のポンプの有効吸込水頭に関す

る）

る説明書
 安全弁及び逃がし弁の吹出量計算書（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：主蒸気逃がし安全弁の吹出量計算書《主蒸気逃がし安全弁について吹出量の設定根拠とその妥当性》

 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備の試験可能性に係る設計上の考慮、及び健全性を確認するために実施する試験検査について記載する。

 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備の試験可能性に係る設計上の考慮、及び健全性を確認する試験検査
設置許可申請書 添付書類八：[原子炉冷却系統施設]－[原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備]－[試験検査]
その他
使用前検査及び定期事業者検査要領書を参照

3.5.6 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

3.5.6 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の構

 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の構成及び機能を記載する。

成及び機能設置許可申請書 添付書類八

3-53

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説：[原子炉冷却系統施設]－[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]－[概要]【図】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系統概要図（低圧代替注水系（常設、可搬型）、並びに代替交流電源設備を用いた低圧注水系の復旧及び代替電源設備を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）の復旧）

 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につ 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の設

いて、以下の項目を含めて設計方針を記載する。

計方針

 原子炉運転中におけるフロントライン系故障時に用いる設備（設備には、系設置許可申請書 添付書類八：[原子炉冷却系統施設]－[原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原統、操作、電源確保、及び計装等を含む。以下同じ。
）

子炉を冷却するための設備]－[設計方針]

 原子炉運転中におけるサポート系故障時に用いる設備
 溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合に用いる設備
 原子炉停止中、フロントライン系故障時に用いる設備
 原子炉停止中、サポート系故障時に用いる設備
 多様性および独立性, 位置的分散
 悪影響防止
 容量等
 環境条件の考慮
 操作性の確保

 基本設計方針（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：原子炉冷却系統施設の基本設計方針、適用基準及び適用規格

 適用基準及び適用規格（設工認による）
 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の設備のう
ち主要設備の仕様を記載する。また、以下の項目について記載する。

 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の設備の主要設備の仕様
設置許可申請書 添付書類八：[原子炉冷却系統施設]－[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]－[主要設備及び仕様]【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冷却するための設備の主要機器仕様

 主要設備の要目、また別途指定する項目についての設定根拠（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：原子炉冷却系統施設（非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備）に係る要目表
・低圧代替注水系
・復水移送ポンプ（ポンプ：種類、容量、揚程、最高使用圧力、最高
使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所／原動機：種類、出力、個数及び取付箇所）
・復水貯蔵槽（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・逃がし弁（種類、吹出圧力、吹出量、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）
・炉心シュラウド（種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数）・シュラウドサポート（同上）・上部格子板（同上）・炉心支持板（同上）・中央燃料支持金具（同上）・周辺燃料支持金具（同上）・制御棒案内管（同上）・原子炉圧力容器（種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数／監視試験片：種類、初装荷個数及び取付箇所）
・給水スパージャ（種類、主要寸法、材料及び個数）
・低圧注水スパージャ（同上）・原子炉格納容器配管貫通部（貫通部番号、種類、個数、最高使用圧
力、最高使用温度、構成、主要寸法及び材料）
・可搬型低圧代替注水系
・可搬式代替注水ポンプ（A-2 級）（ポンプ：種類、容量、吐出圧力、

3-54

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所／原動機：種類、出力、個数及び取付箇所）
・防火水槽（6・7 号機共用）・可搬型ストレーナ（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・逃がし弁（種類、吹出圧力、吹出量、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）
・可搬型代替注水ポンプ用ホース（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ、材料、個数及び取付箇所）
・炉心シュラウド（種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数）・シュラウドサポート（同上）・上部格子板（同上）・炉心支持板（同上）・中央燃料支持金具（同上）・周辺燃料支持金具（同上）・制御棒案内管（同上）・原子炉圧力容器（種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数／監視試験片：種類、初装荷個数及び取付箇所）
・給水スパージャ（種類、主要寸法、材料及び個数）
・低圧注水スパージャ（同上）・原子炉格納容器配管貫通部（貫通部番号、種類、個数、最高使用圧
力、最高使用温度、構成、主要寸法及び材料）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（非常用炉心冷却設備その他原
子炉注水設備）・低圧代替注水系
・復水移送ポンプ（容量、揚程、最高使用圧力、最高使用温度、原動機出力及び個数）・復水貯蔵槽（容量、最高使用圧力、最高使用温度及び個数）
・逃がし弁（吹出圧力及び個数）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度及び外径）・炉心シュラウド（最高使用圧力、最高使用温度及び個数）・シュラウドサポート（同上）・上部格子板（同上）・炉心支持板（同上）・中央燃料支持金具（同上）・周辺燃料支持金具（同上）・制御棒案内管（同上）・原子炉圧力容器（同上）・給水スパージャ（個数）・低圧注水スパージャ（同上）・原子炉格納容器配管貫通部（最高使用圧力、最高使用温度、外径、構成び個数）
・可搬型低圧代替注水系
・可搬式代替注水ポンプ（A-2 級）（容量、吐出圧力、最高使用圧力、最高使用温度、原動機出力及び個数）
・可搬型ストレーナ（容量、最高使用圧力、最高使用温度及び個数）
・逃がし弁（吹出圧力及び個数）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度及び外径）・可搬型代替注水ポンプ用ホース（最高使用圧力、最高使用温度、外径及び個数）
・炉心シュラウド（最高使用圧力、最高使用温度及び個数）・シュラウドサポート（同上）・上部格子板（同上）・炉心支持板（同上）・中央燃料支持金具（同上）・周辺燃料支持金具（同上）・制御棒案内管（同上）・原子炉圧力容器（同上）

3-55

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
・給水スパージャ（個数）・低圧注水スパージャ（同上）・原子炉格納容器配管貫通部（最高使用圧力、最高使用温度、外径、構成び個数）

 主要機器の配置図、構造図及び系統図（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：原子炉冷却系統施設に係る機器の配置を明示した図面（非常用炉心冷却設
備その他原子炉注水設備）：原子炉冷却系統施設の構造図（非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備）
・低圧代替注水系
・復水移送ポンプ
・復水貯蔵槽・逃がし弁
・炉心シュラウド・シュラウドサポート
・上部格子板・炉心支持板・中央燃料支持金具
・周辺燃料支持金具・制御棒案内管・原子炉圧力容器
・給水スパージャ・低圧注水スパージャ
・原子炉格納容器配管貫通部
・可搬型低圧代替注水系
・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）
・可搬型ストレーナ
・逃がし弁
・炉心シュラウド・シュラウドサポート
・上部格子板・炉心支持板・中央燃料支持金具
・周辺燃料支持金具・制御棒案内管・原子炉圧力容器
・給水スパージャ・低圧注水スパージャ
・原子炉格納容器配管貫通部：原子炉冷却系統施設の系統図（非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備）（重大事故等対処設備）

 耐震重要度分類に応じた耐震性に関する説明（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：耐震性に関する説明書（原子炉冷却系統施設）・低圧代替注水系
・復水移送ポンプ
・復水貯蔵槽
・主配管
・炉心シュラウド・シュラウドサポート
・上部格子板・炉心支持板・中央燃料支持金具
・周辺燃料支持金具・制御棒案内管・原子炉圧力容器
・給水スパージャ・低圧注水スパージャ
・原子炉格納容器配管貫通部
・可搬型低圧代替注水系
・主配管

3-56

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
・炉心シュラウド・シュラウドサポート
・上部格子板・炉心支持板・中央燃料支持金具
・周辺燃料支持金具・制御棒案内管・原子炉圧力容器
・給水スパージャ・低圧注水スパージャ
・原子炉格納容器配管貫通部

 技術基準規則で分類されるクラスに応じた強度評価の内容（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：強度に関する説明書（原子炉冷却系統施設）・低圧代替注水系
・炉心シュラウドの応力計算書
・シュラウドサポートの応力計算書
・上部格子版応力計算書
・炉心支持版の応力計算書
・制御棒案内管の応力計算書
・給水スパージャの応力計算書
・低圧注水スパージャの応力計算書
・可搬型低圧代替注水系
・炉心シュラウドの応力計算書
・シュラウドサポートの応力計算書
・上部格子版応力計算書
・炉心支持版の応力計算書
・制御棒案内管の応力計算書
・給水スパージャの応力計算書
・低圧注水スパージャの応力計算書（重大事故等クラス 2 容器）
・低圧代替注水系
・復水貯蔵槽の強度計算書
・原子炉圧力容器の強度計算書
・原子炉格納容器配管貫通部の強度計算書
・可搬型低圧代替注水系
・原子炉圧力容器の強度計算書
・原子炉格納容器配管貫通部の強度計算書（重大事故等クラス 2 管）・低圧代替注水系
・主配管の強度計算書
・可搬型低圧代替注水系
・主配管の強度計算書（重大事故等クラス 2 ポンプ）
・低圧代替注水系
・復水移送ポンプの強度計算書（重大事故等クラス 3 容器）
・可搬型低圧代替注水系
・可搬型ストレーナの強度計算書（重大事故等クラス 3 管）・可搬型低圧代替注水系
・可搬型代替注水ポンプ用ホースの強度計算書（重大事故等クラス 3 ポンプ）・可搬型低圧代替注水系
・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の強度計算書

 重大事故時の炉心への注入ポンプが正常に機能することの説明（設工認によ

設計及び工事計画認可申請書：非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備のポンプの有効吸込水頭に関す

る）

る説明書
《復水貯蔵槽または防火水槽を水源として、それぞれ復水移送ポン
プまたは可搬式代替注水ポンプ（A-2 級）が想定される最も小さい

3-57

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
有効吸込水頭で正常に機能することの説明》

 安全弁及び逃がし弁の吹出量計算書（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：安全弁及び逃がし弁の吹出量計算書《低圧代替注水系及び可搬型低圧代替注水系の逃がし弁について吹出量の設定根拠とその妥当性》

 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の試

 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の試

験可能性に係る設計上の考慮、及び健全性を確認するために実施する試験検査に験可能性に係る設計上の考慮、及び健全性を確認する試験検査ついて記載する。

設置許可申請書 添付書類八：[原子炉冷却系統施設]－[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]－[試験検査]
その他
使用前検査及び定期事業者検査要領書を参照

3.5.7 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

3.5.7 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備の概要を記載する。

 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備の概要
設置許可申請書 添付書類八：[原子炉冷却系統施設]－[重大事故等の収束に必要となる水の供給設備]－[概要]【図】重大事故等の収束に必要となる水の供給設備系統概要図（復水
貯蔵槽を水源とした場合に用いる設備、サプレッション・チェ
ンバを水源とした場合に用いる設備、ほう酸水注入系貯蔵タンクを水源とした場合に用いる設備、代替淡水源を水源とした場合に用いる設備（各系統の水源として使用）、海を水源とした場合に用いる設備（各系統の水源として使用、最終ヒートシン
クへの代替熱輸送、大気への拡散抑制及び航空機燃料火災への泡消火）及び復水貯蔵槽へ水を供給するための設備（代替淡水源を水源とした場合及び海を水源とした場合））

 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備について、以下の項目を含めて設計

 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備の設計方針

方針を記載する。また、水源へ水を供給するため設備についても記載する。


重大事故等の収束に必要となる水源



水源へ水を供給するための設備

多様性、位置的分散



悪影響防止



環境条件等



操作性の確保

基本設計方針（設工認による）

適用基準及び適用規格（設工認による） 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備の主要設備の仕様を記載する。ま

設置許可申請書 添付書類八：[原子炉冷却系統施設]－[重大事故等の収束に必要となる水の供給設備]－[設計方針]設計及び工事計画認可申請書：原子炉冷却系統施設の基本設計方針、適用基準及び適用規格
 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備の主要設備の仕様

た、以下の項目について記載する

設置許可申請書 添付書類八：[原子炉冷却系統施設]－[重大事故等の収束に必要となる水の供給設備]－[主要設備及び仕様]【表】重大事故等の収束に必要となる水の供給設備の主要機器仕様

 主要設備の要目、また別途指定する項目について設定根拠（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：原子炉冷却系統施設（原子炉冷却材補給設備）に係る要目表
・可搬型大容量送水車（海水取水用）（ポンプ：種類、容量、吐出圧力、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所／原動機：種類、出力、個数及び取付箇所）
・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（ポンプ：種類、容量、吐出圧力、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所／原動機：種類、出力、個数及び取付箇所）
・ほう酸水注入系貯蔵タンク（種類、容量、最高使用圧力、最高使用
温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・復水貯蔵槽（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・可搬型ストレーナ（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主

3-58

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）
・可搬型大容量送水車（海水取水用）用ホース（最高使用圧力、最高
使用温度、外径、厚さ、材料、個数及び取付箇所）
・可搬型代替注水ポンプ用ホース（同上）・原子炉格納容器（サプレッション・チェンバ）（種類、最高使用圧
力、最高使用温度、設計漏えい率、主要寸法、材料及び個数）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却材補給設備）
・可搬型大容量送水車（海水取水用）（容量、吐出圧力、最高使用圧
力、最高使用温度、原動機出力及び個数）
・可搬式代替注水ポンプ（A-2 級）（容量、吐出圧力、最高使用圧力、最高使用温度、原動機出力及び個数）
・ほう酸水注入系貯蔵タンク（容量、最高使用圧力、最高使用温度及び個数）
・復水貯蔵槽（容量、最高使用圧力、最高使用温度及び個数）
・可搬型ストレーナ（容量、最高使用圧力、最高使用温度及び個数）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度及び外径）・可搬型大容量送水車（海水取水用）用ホース（最高使用圧力、最高
使用温度、外径及び個数）
・可搬型代替注水ポンプ用ホース（同上）・原子炉格納容器（サプレッション・チェンバ）（最高使用圧力、最高使用温度、設計漏えい率及び個数）

 主要機器の配置図、構造図及び系統図（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：原子炉冷却系統施設に係る機器の配置を明示した図面（原子炉冷却材補給設備）：原子炉冷却系統施の構造図（原子炉冷却材補給設備）
・可搬型大容量送水車（海水取水用）
・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）・ほう酸水注入系貯蔵タンク
・復水貯蔵槽・可搬型ストレーナ
・原子炉格納容器（サプレッション・チェンバ）：原子炉冷却系統施設の系統図（原子炉冷却材補給設備）（重大事故等対処
設備）

 技術基準規則で分類されるクラスに応じた強度評価の内容（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：強度に関する説明書（原子炉冷却系統施設）（重大事故等クラス 2 容器）
・ほう酸水注入系貯蔵タンクの強度計算書
・復水貯蔵槽の強度計算書
・原子炉格納容器の強度計算書（重大事故等クラス 2 管）・主配管の強度計算書（重大事故等クラス 3 容器）
・可搬型ストレーナの強度計算書（重大事故等クラス 3 管）・可搬型大容量送水車（海水取水用）用ホースの強度計算書
・可搬型代替注水ポンプ用ホースの強度計算書（重大事故等クラス 3 ポンプ）・可搬型大容量送水車（海水取水用）の強度計算書
・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の強度計算書

 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備の試験可能性に係る設計上の考慮、及び健全性を確認するために実施する試験検査について記載する。

 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備の試験可能性に係る設計上の考慮、及び健全性を確認するために実施する試験検査
設置許可申請書 添付書類八：[原子炉冷却系統施設]－[重大事故等の収束に必要となる水の供給設備]－[試験検査]
その他

3-59

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
使用前検査及び定期事業者検査要領書を参照

3.5.8 原子炉隔離時冷却系

3.5.8 原子炉隔離時冷却系

 原子炉隔離時冷却系の構成及び機能を記載する。

 原子炉隔離時冷却系の構成及び機能設置許可申請書 添付書類八：[原子炉冷却系統施設]－[原子炉隔離時冷却系]－[概要]【図】原子炉隔離時冷却系系統概要図

 原子炉隔離時冷却系について、以下の項目を含めて設計方針を記載する。

 原子炉隔離時冷却系の設計方針

 冷却材補給設置許可申請書 添付書類八 構造強度：{[原子炉冷却系統施設]－[原子炉隔離時冷却系]－[設計方針]}

 交流電源喪失時運転（ABWR）（ABWR）

 事故時炉心冷却 基本設計方針（設工認による）：{同上}－[事故時炉心冷却]設計及び工事計画認可申請書：原子炉冷却系統施設の基本設計方針、適用基準及び適用規格

 適用基準及び適用規格（設工認による）
 原子炉隔離時冷却系の主要設備について、以下の項目を含めて仕様及び概要を記

 原子炉隔離時冷却系の主要設備の仕様及び概要載する。

設置許可申請書 添付書類八：{[原子炉冷却系統施設]－[原子炉隔離時冷却系]}－[主要設備の仕様]【表】原子炉隔離時冷却系主要機器仕様

 自動起動：{同上}－[主要設備]

 運転可能な原子炉圧力【図】原子炉隔離時冷却系系統概要図

 容量等
 冷却材漏えい時の補給水機能
 必要な手動操作
 主要設備の要目、また別途指定する項目についての設定根拠（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：原子炉冷却系統施設（非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備）に係る要目表
・原子炉隔離時冷却系・ポンプ（ポンプ：種類、容量、揚程、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所／原動機：種類、出力、個数及び取付箇所）・復水貯蔵槽（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・ストレーナ（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・逃がし弁（種類、吹出圧力、吹出量、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所）
・主要弁（種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）
・炉心シュラウド（種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数）・シュラウドサポート（同上）・上部格子板（同上）・炉心支持板（同上）・中央燃料支持金具（同上）・周辺燃料支持金具（同上）・制御棒案内管（同上）・原子炉圧力容器（種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数／監視試験片：種類、初装荷個数及び取付箇所）
・給水スパージャ（種類、主要寸法、材料及び個数）
・原子炉格納容器（サプレッション・チェンバ）（種類、最高使用圧
力、最高使用温度、設計漏えい率、主要寸法、材料及び個数）
・原子炉格納容器配管貫通部（貫通部番号、種類、個数、最高使用圧
力、最高使用温度、構成、主要寸法及び材料）

3-60

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（非常用炉心冷却設備その他原
子炉注水設備）・原子炉隔離時冷却系・ポンプ（容量、揚程、最高使用圧力、最高使用温度、原動機出力及び個数）
・復水貯蔵槽（容量、最高使用圧力、最高使用温度及び個数）・ストレーナ（容量、最高使用圧力、最高使用温度及び個数）
・逃がし弁（吹出圧力及び個数）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度及び外径）・炉心シュラウド（最高使用圧力、最高使用温度及び個数）・シュラウドサポート（同上）・上部格子板（同上）・炉心支持板（同上）・中央燃料支持金具（同上）・周辺燃料支持金具（同上）・制御棒案内管（同上）・原子炉圧力容器（同上）・給水スパージャ（個数）・原子炉格納容器（サプレッション・チェンバ）（最高使用圧力、最高使用温度、設計漏えい率及び個数）
・原子炉格納容器配管貫通部（最高使用圧力、最高使用温度、外径、構成び個数）

 主要機器の配置図、構造図及び系統図（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：原子炉冷却系統施設に係る機器の配置を明示した図面（非常用炉心冷却設
備その他原子炉注水設備）：原子炉冷却系統施の構造図（非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備）
・原子炉隔離時冷却系
・ポンプ
・復水貯蔵槽・ストレーナ
・逃がし弁
・主要弁
・炉心シュラウド・シュラウドサポート
・上部格子板・炉心支持板・中央燃料支持金具
・周辺燃料支持金具・制御棒案内管・原子炉圧力容器
・給水スパージャ・原子炉格納容器・原子炉格納容器配管貫通部：原子炉冷却系統施設の系統図（非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備）（設計基準対象施設、重大事故等対処設備）

 耐震重要度分類に応じた耐震性に関する説明（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：耐震性に関する説明書（原子炉冷却系統施設）
・原子炉隔離時冷却系
・ポンプ
・復水貯蔵槽・ストレーナ・主配管
・炉心シュラウド・シュラウドサポート
・上部格子板・炉心支持板・中央燃料支持金具
・周辺燃料支持金具

3-61

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
・制御棒案内管・原子炉圧力容器
・給水スパージャ・原子炉格納容器・原子炉格納容器配管貫通部

 技術基準規則で分類されるクラスに応じた強度評価の内容（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：強度に関する説明書（原子炉冷却系統施設）
・原子炉隔離時冷却系
・主要弁の強度計算書
・炉心シュラウドの応力計算書
・シュラウドサポートの応力計算書
・上部格子版応力計算書
・炉心支持版の応力計算書
・制御棒案内管の応力計算書
・給水スパージャの応力計算書（重大事故等クラス 2 容器）・原子炉隔離時冷却系
・復水貯蔵槽の強度計算書
・ストレーナの強度計算書
・原子炉圧力容器の強度計算書
・原子炉格納容器の強度計算書
・原子炉格納容器配管貫通部の強度計算書（重大事故等クラス 2 管）・原子炉隔離時冷却系
・主配管の強度計算書（重大事故等クラス 2 ポンプ）
・原子炉隔離時冷却系
・ポンプの強度計算書

 重大事故時の炉心への注入ポンプが正常に機能することの説明（設工認によ

設計及び工事計画認可申請書：非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備のポンプの有効吸込水頭に関す

る）

る説明書
《復水貯蔵槽または原子炉格納容器（サプレッション・チェンバ）を水源として、原子炉隔離時冷却系ポンプが想定される最も小さい
有効吸込水頭で正常に機能することの説明》
 安全弁及び逃がし弁の吹出量計算書（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：安全弁及び逃がし弁の吹出量計算書《原子炉隔離時冷却系の逃がし弁について吹出量の設定根拠とその妥
当性》

 原子炉隔離時冷却系の健全性を確認するために実施する試験検査について記載

 原子炉隔離時冷却系の健全性を確認する試験検査する。

設置許可申請書 添付書類八：[原子炉冷却系統施設]－[原子炉隔離時冷却系]－[試験検査]
その他
使用前検査及び定期事業者検査要領書を参照

 原子炉隔離時冷却系について、設計方針を満足する設計となっていることを記載

 原子炉隔離時冷却系に関する性能の評価する。

設置許可申請書 添付書類八：[原子炉冷却系統施設]－[原子炉隔離時冷却系]－[評価]3.5.9-1 原子炉補機冷却系 （通常運転時）

3.5.9-1 原子炉補機冷却系（通常運転時）

 原子炉補機冷却系の構成及び機能を記載する。

 原子炉補機冷却水設備の構成及び機能設置許可申請書 添付書類八：[原子炉冷却系統施設]－[原子炉補機冷却系]－[通常運転時]－[概要]【図】原子炉補機冷却系系統概要図

 原子炉補機冷却系の設計方針について、以下の項目を含めて記載する。

 原子炉補機冷却系の設計方針

 非常用炉心冷却系の機器に対する冷却能力

設置許可申請書 添付書類八

3-62

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説

 非常用ディーゼル発電設備に対する冷却能力：[原子炉冷却系統施設]－[原子炉補機冷却系]－[通常運転時]－[設計方針]

 残留熱除去系の機器に対する冷却能力
 原子炉常用補機，廃棄物処理系機器及びタービン建屋内の放射性流体を扱う
補機に対する冷却能力
 放射性物質を含む流体の海水への流出防止
 単一故障および外部電源喪失に対する考慮
 原子炉建屋への海水漏えいの防止
 通常運転時におけるポンプ及び熱交換器の予備の確保
 基本設計方針（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：原子炉冷却系統施設の基本設計方針、適用基準及び適用規格

 適用基準及び適用規格（設工認による） 非安全系との隔離に関する記載（漏えい回避のための機能を含む）

追加記載事項：補機冷却系について、非安全系との隔離及び漏えい回避のための機能について記載する。（補足資料１-⑤）

 流路閉塞防止として海生生物の発生への対策等に対する設計上の考慮

追加記載事項：海水系について、非安全系との隔離、及び流路閉塞防止として海生生物の発生への対策等について記載する。（補足資料１-⑥）

 原子炉補機冷却系の主要設備の仕様及び概要について、以下の項目を含めて記載

 原子炉補機冷却系の主要設備の仕様及び概要
設置許可申請書 添付書類八する。

：{[原子炉冷却系統施設]－[原子炉補機冷却系]－[通常運転時]}

 非常用炉心冷却系の区分への対応－[主要設備の仕様]

 系統によって冷却される機器、系統区分、プラント間の相互接続能力【表】原子炉補機冷却系主要機器仕様：{同上}－[主要設備]
 主要設備の要目、また別途指定する項目についての設定根拠（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：原子炉冷却系統施設（原子炉補機冷却設備）に係る要目表
・原子炉補機冷却水系及び原子炉補機冷却海水系
・原子炉補機冷却水系熱交換器（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、伝熱面積、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・原子炉補機冷却水ポンプ（ポンプ：種類、容量、揚程、最高使用圧
力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所／原動機：種類、出力、個数及び取付箇所）
・原子炉補機冷却海水ポンプ（同上）・原子炉補機冷却水系サージタンク（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・原子炉補機冷却海水系ストレーナ（同上）・主要弁（種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉補機冷却設備）
・原子炉補機冷却水系及び原子炉補機冷却海水系
・原子炉補機冷却水系熱交換器（容量、最高使用圧力、最高使用温度、伝熱面積及び個数）
・原子炉補機冷却水ポンプ（容量、揚程、最高使用圧力、最高使用温度、原動機出力及び個数）
・原子炉補機冷却海水ポンプ（同上）・原子炉補機冷却水系サージタンク（容量、最高使用圧力、最高使用
温度及び個数）・原子炉補機冷却海水系ストレーナ（容量、最高使用圧力、最高使用
温度及び個数）・主配管（最高使用圧力、最高使用温度及び外径）

3-63

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン
 主要機器の配置図、構造図及び系統図（設工認による）

JSAR ガイドライン解説
設計及び工事計画認可申請書：原子炉冷却系統施設に係る機器の配置を明示した図面（原子炉補機冷却設
備）：原子炉冷却系統施設の構造図（原子炉補機冷却設備）
・原子炉補機冷却水系及び原子炉補機冷却海水系
・原子炉補機冷却水系熱交換器
・原子炉補機冷却水ポンプ
・原子炉補機冷却海水ポンプ
・原子炉補機冷却水系サージタンク
・原子炉補機冷却海水系ストレーナ：原子炉冷却系統施設の系統図（原子炉補機冷却設備）（設計基準対象施設）（重大事故等対処設備）

 耐震重要度分類に応じた耐震性に関する説明（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：耐震性に関する説明書（原子炉冷却系統施設）
・原子炉補機冷却水系及び原子炉補機冷却海水系
・原子炉補機冷却水系熱交換器
・原子炉補機冷却水ポンプ
・原子炉補機冷却海水ポンプ
・原子炉補機冷却水系サージタンク
・原子炉補機冷却海水系ストレーナ・主配管

 技術基準規則で分類されるクラスに応じた強度評価の内容（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：強度に関する説明書（原子炉冷却系統施設）
・原子炉補機冷却水系及び原子炉補機冷却海水系
・原子炉補機冷却水系熱交換器の強度計算書
・原子炉補機冷却水ポンプの強度計算書
・原子炉補機冷却海水ポンプの強度計算書
・原子炉補機冷却水系サージタンクの強度計算書
・原子炉補機冷却海水系ストレーナの強度計算書
・主配管の強度計算書

 取水口及び放水口に関する説明書（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：取水口及び放水口に関する説明書

 原子炉補機冷却系の健全性を確認するために実施する試験検査について記載す 原子炉補機冷却系の健全性を確認する試験検査る。

設置許可申請書 添付書類八：[原子炉冷却系統施設]－[原子炉補機冷却系]－[通常運転時]－[評価]その他
使用前検査及び定期事業者検査要領書を参照

 原子炉補機冷却系について、設計方針を満足する設計となっていることを記載す 原子炉補機冷却系に関する性能の評価る。

設置許可申請書 添付書類八：[原子炉冷却系統施設]－[原子炉補機冷却系]－[通常運転時]－[評価]3.5.9-2 原子炉補機冷却系 （重大事故等時）

3.5.9-2 原子炉補機冷却系 （重大事故等時）

 重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する原子炉補機冷却系の概要を

 重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する原子炉補機冷却系の概要記載する。

設置許可申請書 添付書類八：[原子炉冷却系統施設]－[原子炉補機冷却系]－[重大事故等時]－[概要] 重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する原子炉補機冷却系について、

 重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する原子炉補機冷却系の設計方

以下の項目を含めて設計方針を記載する。

針 悪影響防止設置許可申請書 添付書類八：[原子炉冷却系統施設]－[原子炉補機冷却系]－[重大事故等時]

 容量等－[設計方針] 環境条件等
 操作性の確保
 重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する原子炉補機冷却系の主要設
備及び仕様を記載する。

 重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する原子炉補機冷却系の主要設
備及び仕様

3-64

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
設置許可申請書 添付書類八：[原子炉冷却系統施設]－[原子炉補機冷却系]－[重大事故等時]－[主要設備及び仕様]【表】原子炉補機冷却系主要機器仕様

 重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する原子炉補機冷却系の健全性を確認するために実施する試験検査について記載する。

 重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する原子炉補機冷却系の健全性を確認する試験検査
設置許可申請書 添付書類八：[原子炉冷却系統施設]－[原子炉補機冷却系]－[重大事故等時]－[試験検査]3.5.10 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

3.5.10 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の構成及び機能を記載する。

 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の構成及び機能設置許可申請書 添付書類八：[原子炉冷却系統施設]－[最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備]－[概要]【図】最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備系統概要図（格納容器圧力逃がし装置、耐圧強化ベント系及び代替原子炉補機冷却系
による原子炉格納容器内の減圧及び除熱）

 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備について、以下の項目を含めて設計

 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の設計方針
設置許可申請書 添付書類八方針を記載する。

：[原子炉冷却系統施設]－[最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備]

 フロントライン系故障時に用いる設備－[設計方針] サポート系故障時に用いる設備
 多様性及び独立性, 位置的分散
 悪影響防止
 容量等
 環境条件等
 操作性の確保

 基本設計方針（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：原子炉冷却系統施設の基本設計方針、適用基準及び適用規格

 適用基準及び適用規格（設工認による） 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の主要設備の仕様を記載する。ま 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の主要設備の仕様

た、以下の項目について記載する。

設置許可申請書 添付書類八：[原子炉冷却系統施設]－[最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備]－[主要設備及び仕様]【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

 主要設備の要目、また別途指定する項目についての設定根拠（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：原子炉冷却系統施設（残留熱除去設備）に係る要目表
・格納容器圧力逃がし装置
・ドレン移送ポンプ（ポンプ：種類、容量、揚程、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所／原動機：種類、出力、個数及び取付箇所）
・可搬型スクラバ水 pH 制御設備用ポンプ（ポンプ：種類、容量、吐出圧力、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数
及び取付箇所／原動機：種類、出力、個数及び取付箇所）
・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（同上）・可搬型窒素供給装置（圧縮機：種類、容量、吐出圧力、主要寸法、個数及び取付箇所／原動機：種類、出力、個数及び取付箇所）
・可搬型ストレーナ（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・主要弁（種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）
・可搬型スクラバ水 pH 制御設備用ホース（最高使用圧力、最高使用
温度、外径、厚さ、材料、個数及び取付箇所）
・可搬型代替注水ポンプ用ホース（同上）・原子炉格納容器（種類、最高使用圧力、最高使用温度、設計漏えい

3-65

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
率、主要寸法、材料及び個数）
・原子炉格納容器配管貫通部（貫通部番号、種類、個数、最高使用圧
力、最高使用温度、構成、主要寸法及び材料）
・真空破壊弁（種類、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所）
・ダイヤフラムフロア（種類、設計差圧、主要寸法及び材料）
・ベント管（種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数）
・ドレンタンク（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・フィルタ装置（容器：種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所／フィルタ：種類、効率、
主要寸法、個数及び取付箇所）
・よう素フィルタ（同上）・可搬型遠隔空気駆動弁操作用ボンベ（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・ラプチャーディスク（フィルタ装置出口側、よう素フィルタ出口側）（設定破裂圧力、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・耐圧強化ベント系
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）
・主排気筒（種類、主要寸法、材料及び個数）
・原子炉格納容器（種類、最高使用圧力、最高使用温度、設計漏えい率、主要寸法、材料及び個数）
・原子炉格納容器配管貫通部（貫通部番号、種類、個数、最高使用圧
力、最高使用温度、構成、主要寸法及び材料）
・真空破壊弁（種類、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所）
・ダイヤフラムフロア（種類、設計差圧、主要寸法及び材料）
・ベント管（種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数）
・主要弁（種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所）
・可搬型遠隔空気駆動弁操作用ボンベ（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）：原子炉冷却系統施設（原子炉補機冷却設備）に係る要目表
・代替原子炉補機冷却系
・原子炉補機冷却水系熱交換器（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、伝熱面積、主要寸法、材料、個数、車両個数及び取付箇所）
・可搬型熱交換器ユニット

代替原子炉補機冷却系熱交換器（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、伝熱面積、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・可搬型熱交換器ユニット

代替原子炉補機冷却水ポンプ（ポンプ：種類、容量、揚程、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所／原動機：種類、出力、個数及び取付箇所）
・可搬型大容量送水車（熱交換器ユニット用）（ポンプ：種類、容量、
吐出圧力、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所／原動機：種類、出力、個数及び取付箇所）
・原子炉補機冷却水系サージタンク（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・可搬型熱交換器ユニット

代替原子炉補機冷却海水ストレーナ（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）
・可搬型熱交換器ユニット用ホース（最高使用圧力、最高使用温度、
外径、厚さ、材料、個数及び取付箇所）
・可搬型大容量送水車（熱交換器ユニット用）用ホース（同上）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（残留熱除去設備）
・格納容器圧力逃がし装置
・ドレン移送ポンプ（容量、揚程、最高使用圧力、最高使用温度、原

3-66

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
動機出力及び個数）・可搬型スクラバ水 pH 制御設備用ポンプ（容量、吐出圧力、最高使
用圧力、最高使用温度、原動機出力及び個数）
・可搬式代替注水ポンプ（A-2 級）（容量、吐出圧力、最高使用圧力、最高使用温度、原動機出力及び個数）
・可搬型ストレーナ（容量、最高使用圧力、最高使用温度及び個数）
・主要弁（最高使用圧力、最高使用温度及び個数）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）
・可搬型スクラバ水 pH 制御設備用ホース（最高使用圧力、最高使用
温度、外径及び個数）
・可搬型代替注水ポンプ用ホース（最高使用圧力、最高使用温度、外径及び個数）
・原子炉格納容器（最高使用圧力、最高使用温度、設計漏えい率及び個数）
・原子炉格納容器配管貫通部（最高使用圧力、最高使用温度、外径、構成及び個数）・真空破壊弁（個数）・ベント管（最高使用圧力、最高使用温度及び個数）・ドレンタンク（容量、最高使用圧力、最高使用温度及び個数）・フィルタ装置（容量、最高使用圧力、最高使用温度、効率及び個数）・よう素フィルタ（同上）・可搬型遠隔空気駆動弁操作用ボンベ（容量、最高使用圧力、最高使用温度及び個数）・ラプチャーディスク（フィルタ装置出口側、よう素フィルタ出口側）（設定破裂圧力及び個数）
・耐圧強化ベント系
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度及び外径）・主排気筒（内筒）（個数）・原子炉格納容器（最高使用圧力、最高使用温度、設計漏えい率及び個数）
・原子炉格納容器配管貫通部（最高使用圧力、最高使用温度、外径、構成及び個数）・真空破壊弁（個数）・ベント管（最高使用圧力、最高使用温度及び個数）
・主要弁（最高使用圧力、最高使用温度）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉補機冷却設備）
・代替原子炉補機冷却系
・原子炉補機冷却水系熱交換器（容量、最高使用圧力、最高使用温度、伝熱面積及び個数）
・可搬型熱交換器ユニット

代替原子炉補機冷却系熱交換器（容量、最高使用圧力、最高使用温度、伝熱面積、個数及び車両個数）
・可搬型熱交換器ユニット

代替原子炉補機冷却水ポンプ（容量、揚程、最高使用圧力、最高使用温度、原動機出力及び個数）
・可搬型大容量送水車（容量、吹出圧力、最高使用圧力、最高使用温度、原動機出力及び個数）
・原子炉補機冷却水系サージタンク（容量、最高使用圧力、最高使用
温度及び個数）・可搬型熱交換器ユニット

代替原子炉補機冷却海水ストレーナ（容量、最高使用圧力、最高使用温度及び個数）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度及び外径）
・可搬型熱交換器ユニット用ホース（最高使用圧力、最高使用温度、
外径及び個数）・可搬型大容量送水車（熱交換器ユニット用）用ホース（最高使用圧
力、最高使用温度、外径及び個数）
 主要機器の配置図、構造図及び系統図（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：原子炉冷却系統設備に係る機器の配置を明示した図面（残留熱除去設備、原子炉補機冷却設備）：原子炉冷却系統施設の構造図（残留熱除去設備、原子炉補機冷却設備）
・格納容器圧力逃がし装置
・ 可搬型ストレーナ

3-67

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
・原子炉格納容器・原子炉格納容器配管貫通部
・真空破壊弁・ダイヤフラムフロア
・ベント管
・ドレンタンク・フィルタ装置
・よう素フィルタ
・可搬型遠隔空気駆動弁操作用ボンベ
・ラプチャーディスク（フィルタ装置出口側、よう素フィルタ出口側）
・耐圧強化ベント系
・主排気筒
・原子炉格納容器・原子炉格納容器配管貫通部
・真空破壊弁・ダイヤフラムフロア
・ベント管
・主要弁
・代替原子炉補機冷却系
・原子炉補機冷却水系熱交換器
・可搬型熱交換器ユニット

代替原子炉補機冷却系熱交換器

・可搬型熱交換器ユニット

代替原子炉補機冷却水ポンプ

・可搬型大容量送水車（熱交換器ユニット用）
・原子炉補機冷却水系サージタンク
・可搬型熱交換器ユニット

代替原子炉補機冷却海水ストレーナ：原子炉冷却系統設備の系統図（残留熱除去設備、原子炉補機冷却設備）（重
大事故等対処設備）
 耐震重要度分類に応じた耐震性に関する説明（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：耐震性に関する説明書（原子炉冷却系統施設）
・格納容器圧力逃がし装置
・ドレン移送ポンプ
・主配管
・原子炉格納容器・原子炉格納容器配管貫通部
・ドレンタンク・フィルタ装置
・よう素フィルタ
・耐圧強化ベント系
・主配管
・主排気筒
・原子炉格納容器・原子炉格納容器配管貫通部
・代替原子炉補機冷却系
・原子炉補機冷却水系熱交換器
・原子炉補機冷却水系サージタンク
・主配管

 技術基準規則で分類されるクラスに応じた強度評価の内容（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：強度に関する説明書（原子炉冷却系統施設）
・格納容器圧力逃がし装置
・ダイヤフラムフロアの強度計算書
・耐圧強化ベント系
・ダイヤフラムフロアの強度計算書（重大事故等クラス 2 容器）
・格納容器圧力逃がし装置
・原子炉格納容器の強度計算書
・原子炉格納容器配管貫通部の強度計算書
・ドレンタンクの強度計算書
・フィルタ装置の強度計算書
・よう素フィルタの強度計算書

3-68

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
・耐圧強化ベント系
・原子炉格納容器の強度計算書
・原子炉格納容器配管貫通部の強度計算書
・代替原子炉補機冷却系
・原子炉補機冷却水系熱交換器の強度計算書
・原子炉補機冷却水系サージタンクの強度計算書（重大事故等クラス 2 管）・格納容器圧力逃がし装置
・主配管の強度計算書
・ベント管の強度計算書
・耐圧強化ベント・主配管の強度計算書
・ベント管の強度計算書
・代替原子炉補機冷却系
・主配管の強度計算書（重大事故等クラス 2 ポンプ）
・格納容器圧力逃がし装置
・ドレン移送ポンプの強度計算書（重大事故等クラス 2 弁）
・格納容器圧力逃がし装置
・主要弁の強度計算書
・耐圧強化ベント・主要弁の強度計算書（重大事故等クラス 3 容器）
・格納容器圧力逃がし装置
・可搬型ストレーナの強度計算書
・可搬型遠隔空気駆動弁操作用ボンベの強度計算書
・耐圧強化ベント・可搬型遠隔空気駆動弁操作用ボンベの強度計算書
・代替原子炉補機冷却系
・可搬型熱交換器ユニット

代替原子炉補機冷却系熱交換器の強度計

算書
・可搬型熱交換器ユニット

代替原子炉補機冷却海水ストレーナの強度計算書（重大事故等クラス 3 管）・格納容器圧力逃がし装置
・可搬型スクラバ水 pH 制御設備用ホースの強度計算書
・可搬型代替注水ポンプ用ホースの強度計算書
・代替原子炉補機冷却系
・可搬型熱交換器ユニット用ホースの強度計算書
・可搬型大容量送水車（熱交換器ユニット用）用ホースの強度計算書（重大事故等クラス 3 ポンプ）
・格納容器圧力逃がし装置
・可搬型スクラバ水 pH 制御設備用ポンプの強度計算書
・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の強度計算書
・代替原子炉補機冷却系
・可搬型熱交換器ユニット

代替原子炉補機冷却水ポンプの強度計算書
・可搬型大容量送水車（熱交換器ユニット用）の強度計算書
 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の試験可能性に係る設計上の考慮、及び健全性を確認するために実施する試験検査について記載する。

 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の試験可能性に係る設計上の考慮、及び健全性を確認する試験検査
設置許可申請書 添付書類八：[原子炉冷却系統施設]－[最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備]－[試験検査]その他
使用前検査及び定期事業者検査要領書を参照

3.5.11 原子炉冷却材浄化系

3.5.11 原子炉冷却材浄化系

 原子炉冷却材浄化系の構成及び機能を記載する。

 原子炉冷却材浄化系の構成及び機能

3-69

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
設置許可申請書 添付書類八：[原子炉冷却系統施設]－[原子炉冷却材浄化系]－[概要]【図】原子炉冷却材浄化系系統概要図

 原子炉冷却材浄化系について、以下の項目を含めて設計方針を記載する。

 原子炉冷却材浄化系の設計方針
設置許可申請書 添付書類八 冷却材浄化能力：[原子炉冷却系統施設]－[原子炉冷却材浄化系]－[設計方針]

 冷却材の系外排出 原子炉冷却材浄化系の主要設備の仕様について以下の項目を含めて記載する。

 原子炉冷却材浄化系の主要設備の仕様

 処理経路及び設計流量並びに各機器の能力

設置許可申請書 添付書類八：[原子炉冷却系統施設]－[原子炉冷却材浄化系]－[主要設備の仕様]【表】原子炉冷却材浄化系主要機器仕様

 原子炉冷却材浄化系の以下の主要設備について概要を記載する。


再生熱交換器

非再生熱交換器

ろ過脱塩装置 また、以下の項目について記載する。

 原子炉冷却材浄化系の主要設備の概要
設置許可申請書 添付書類八：[原子炉冷却系統施設]－[原子炉冷却材浄化系]－[主要設備]【図】原子炉冷却材浄化系系統概要図
設計及び工事計画認可申請書

 主要設備の要目、また別途指定する項目についての設定根拠（設工認による）：原子炉冷却系統施設（原子炉冷却材浄化設備）に係る要目表
・原子炉冷却材浄化系
・再生熱交換器（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、伝熱面
積、主要寸法、材料及び個数）
・非再生熱交換器（同上）・ポンプ（ポンプ：種類、容量、揚程、材料及び個数／原動機：種類、出力及び個数）・ろ過脱塩器（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数）・主要弁（種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却材浄化設備）
・原子炉冷却材浄化系
・主要弁（最高使用圧力、最高使用温度及び個数）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度及び外径）

 主要機器の配置図、構造図及び系統図（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：原子炉冷却系統施設に係る機器の配置を明示した図面（原子炉冷却材浄化
設備）：原子炉冷却系統施設の構造図（原子炉冷却材浄化設備）
・原子炉冷却材浄化系
・再生熱交換器・非再生熱交換器
・ポンプ
・ろ過脱塩器・主要弁：原子炉冷却系統施設の系統図（原子炉冷却材浄化設備）

 耐震重要度分類に応じた耐震性に関する説明（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：耐震性に関する説明書（原子炉冷却系統施設）
・原子炉冷却材浄化系
・再生熱交換器・非再生熱交換器
・ポンプ
・ろ過脱塩器・主配管

 技術基準規則で分類されるクラスに応じた強度評価の内容（設工認による ）設計及び工事計画認可申請書：強度に関する説明書（原子炉冷却系統施設）
・原子炉冷却材浄化系

3-70

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
・再生熱交換器の強度計算書
・非再生熱交換器の強度計算書
・ろ過脱塩器の強度計算書
・主要弁の強度計算書
・主配管の強度計算書

 原子炉冷却材浄化系の健全性を確認するために実施する試験検査について記載

 原子炉冷却材浄化系の健全性を確認する試験検査する。

設置許可申請書 添付書類八：[原子炉冷却系統施設]－[原子炉冷却材浄化系]－[試験検査]
その他
使用前検査及び定期事業者検査要領書を参照

 原子炉冷却材浄化系について、設計方針を満足する設計となっていることを記載

 原子炉冷却材浄化系に関する性能の評価する。

設置許可申請書 添付書類八：[原子炉冷却系統施設]－[原子炉冷却材浄化系]－[評価]3.5.12 蒸気タービン及び附属設備

3.5.12 蒸気タービン及び附属設備

 蒸気タービン及び附属設備の構成及び機能を記載する。また、以下の項目につい 蒸気タービン及び附属設備の構成及び機能て記載する。

設置許可申請書 添付書類八：[原子炉冷却系統施設]－[蒸気タービン及び附属設備]－[概要]【図】タービン設備系統概要図

 発電用原子炉施設の熱精算図（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：熱精算図

 蒸気タービンの冷却水の種類及び冷却水として海水を使用しない場合は、可設計及び工事計画認可申請書：冷却水の種類を記載した書類

能取水量を記載（設工認による）《冷却水の種類、冷却水の使用量、取放水の温度差、取放水の方法及び温排水温度の監視方法》
 蒸気タービン及び附属設備（以下の機器を含む）について、要求される機能及び 蒸気タービン及び附属設備に要求される機能及び設計方針

設計方針を記載する。


蒸気タービン（振動、過速度対策を含む）



タービンバイパス系



復水器



復水浄化系



給水加熱器

設置許可申請書 添付書類八：[原子炉冷却系統施設]－[蒸気タービン及び附属設備]－[設計方針]

また、以下の項目について記載する。
 基本設計方針（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：蒸気タービンの基本設計方針、適用基準及び適用規格

 適用基準及び適用規格（設工認による）
 蒸気タービン及び附属設備を構成する主要設備（以下の主要設備を含む）の仕様

 蒸気タービン及び附属設備を構成する主要設備の仕様及び概要

及び概要を記載する。また、以下の項目について記載する。

設置許可申請書 添付書類八：[原子炉冷却系統施設]－[蒸気タービン及び附属設備]－[主要設備の仕様]【表】タービン設備主要機器仕様

 主要設備の要目、また別途指定する項目についての設定根拠（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：原子炉冷却系統施設（蒸気タービン本体）に係る要目表
・蒸気タービン（種類、出力、気筒数、圧力、温度、抽気圧力、抽気量、排気圧力、回転数及び被動機一体の危険速度）・車室（主要寸法及び材料）
・円板、隔板、噴口、翼（主要寸法及び材料）
・車軸（主要寸法及び材料）
・管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）
・調速装置（種類）・非常調速装置（種類）・主蒸気止め弁（種類、駆動方法及び個数）
・蒸気加減弁（同上）・組合せ中間弁（同上）・復水器（種類、冷却水温度、冷気面積及び材料）

3-71

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
・起動停止用蒸気式空気抽出器（種類、容量及び個数）
・復水器真空ポンプ（同上）・低圧復水ポンプ（同上）・循環水ポンプ（同上）：原子炉冷却系統施設（蒸気タービンの附属設備）に係る要目表
・湿分分離加熱器（種類、容量、温度、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数）
・グランド蒸気蒸化器（種類、発生蒸気量、温度、最高使用圧力、最高使用温度、伝熱面積、主要寸法、材料及び個数）
・グランド蒸気復水器（同上）・蒸気式空気抽出器（同上）・純水タンク（1～7 号機共用）（5～7 号機共用）
・純水移送ポンプ（種類、容量及び個数）
・純水処理装置（1～7 号機共用）
・主配管（使用場所、最高使用圧力、最高使用温度、管寸法及び材料）
・湿分分離加熱器湿分分離器ドレンタンク（種類、最高使用圧力、最高使用温度、貯水容量、主要寸法、材料及び個数）
・湿分分離加熱器第 1 段加熱器ドレンタンク（同上）・湿分分離加熱器第 2 段加熱器ドレンタンク（同上）・第 2 段加熱器加熱蒸気減圧弁（最高使用圧力、最高使用温度、主要
寸法及び材料）・安全弁及び逃がし弁（種類、吐出圧力、吐出量、個数及び取付箇所）：原子炉冷却系統施設（原子炉冷却材の循環設備）に係る要目表
・復水給水系
・第 1 給水加熱器（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、伝熱
面積、主要寸法、材料及び個数）
・第 2 給水加熱器（同上）・第 3 給水加熱器（同上）・第 4 給水加熱器（同上）・第 5 給水加熱器（同上）・第 6 給水加熱器（同上）・タービン駆動原子炉給水ポンプ（ポンプ：種類、容量、揚程、材料及び個数／原動機：種類、出力及び個数）
・電動機駆動原子炉給水ポンプ（同上）・高圧復水ポンプ（同上）・安全弁及び逃がし弁（種類、吹出圧力、吹出量、主要寸法、材料、駆動方法、個数、取付箇所及び吹出場所）
・主要弁（種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）
・給水加熱器ドレンベント系
・高圧ドレンポンプ（ポンプ：種類、定格容量、定格揚程、材料及び個数／原動機：種類、出力及び個数）
・低圧ドレンポンプ（同上）・高圧ドレンタンク（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数）
・低圧ドレンタンク（同上）・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）
・復水浄化系
・復水脱塩装置陽イオン樹脂再生塔（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数）
・復水脱塩装置陰イオン樹脂再生塔（同上）・復水ろ過装置復水ろ過器（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数）
・復水脱塩装置復水脱塩塔（同上）・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）
・抽気系
・安全弁及び逃がし弁（種類、吹出圧力、吹出量、主要寸法、材料、駆動方法、個数、取付箇所及び吹出場所）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）

3-72

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却材の循環設備）
・復水給水系
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度及び外径）

 主要機器の配置図、構造図及び系統図（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：原子炉冷却系統施設（蒸気タービン本体、蒸気タービンの附属設備、原子炉冷却材の循環設備）に係る機器の配置を明示した図面：原子炉冷却系統施設の構造図（蒸気タービン本体）
・蒸気タービン・非常調速装置
・復水器
・起動停止用蒸気式空気抽出器：原子炉冷却系統施設の構造図（蒸気タービンの附属設備）
・湿分分離加熱器
・グランド蒸気蒸化器
・グランド蒸気復水器
・蒸気式空気抽出器
・湿分分離加熱器湿分分離器ドレンタンク
・湿分分離加熱器第 1 段加熱器ドレンタンク
・湿分分離加熱器第 2 段加熱器ドレンタンク
・第２段加熱器加熱蒸気減圧弁・安全弁及び逃がし弁：原子炉冷却系統施設の構造図（原子炉冷却材の循環設備）
・復水給水系
・第 1 給水加熱器
・第 2 給水加熱器
・第 3 給水加熱器
・第 4 給水加熱器
・第 5 給水加熱器
・第 6 給水加熱器
・タービン駆動原子炉給水ポンプ
・電動機駆動原子炉給水ポンプ
・高圧復水ポンプ・主要弁・給水加熱器ドレンベント系
・高圧ドレンポンプ
・低圧ドレンポンプ
・高圧ドレンタンク
・低圧ドレンタンク
・復水浄化系
・復水脱塩装置陽イオン樹脂再生塔
・復水脱塩装置陰イオン樹脂再生塔
・復水ろ過装置復水ろ過器
・復水脱塩装置復水脱塩塔：原子炉冷却系統施設の系統図（原子炉冷却材の循環設備）

 耐震重要度分類に応じた耐震性に関する説明（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：耐震性に関する説明書（原子炉冷却系統施設（蒸気タービン本体））
・蒸気タービン・管・復水器
・復水器真空ポンプ
・低圧復水ポンプ：耐震性に関する説明書（原子炉冷却系統施設（蒸気タービンの附属設備））
・湿分分離加熱器
・グランド蒸気蒸化器
・グランド蒸気復水器
・蒸気式空気抽出器
・湿分分離加熱器湿分分離器ドレンタンク
・湿分分離加熱器第 1 段加熱器ドレンタンク
・湿分分離加熱器第 2 段加熱器ドレンタンク

3-73

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説：耐震性に関する説明書（原子炉冷却系統施設（原子炉冷却材の循環設備））
・復水給水系
・第 1 給水加熱器
・第 2 給水加熱器
・第 3 給水加熱器
・第 4 給水加熱器
・第 5 給水加熱器
・第 6 給水加熱器
・タービン駆動原子炉給水ポンプ
・電動機駆動原子炉給水ポンプ
・高圧復水ポンプ
・主配管
・給水加熱器ドレンベント系
・高圧ドレンポンプ
・低圧ドレンポンプ
・高圧ドレンタンク
・低圧ドレンタンク
・復水浄化系
・復水脱塩装置陽イオン樹脂再生塔
・復水脱塩装置陰イオン樹脂再生塔
・復水ろ過装置復水ろ過器
・復水脱塩装置復水脱塩塔

 技術基準規則で分類されるクラスに応じた強度評価の内容（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：強度に関する説明書（原子炉冷却系統施設（蒸気タービン本体））
・管の強度計算書
・起動停止用蒸気式空気抽出器の強度計算書：強度に関する説明書（原子炉冷却系統施設（蒸気タービンの附属設備））
・湿分分離加熱器の強度計算書
・グランド蒸気蒸化器の強度計算書
・グランド蒸気復水器の強度計算書
・蒸気式空気抽出器の強度計算書
・主配管の強度計算書
・湿分分離加熱器湿分分離器ドレンタンクの強度計算書
・湿分分離加熱器第 1 段加熱器ドレンタンクの強度計算書
・湿分分離加熱器第 2 段加熱器ドレンタンクの強度計算書
・復水給水系
・第１給水加熱器の強度計算書
・第２給水加熱器の強度計算書
・第３給水加熱器の強度計算書
・第４給水加熱器の強度計算書
・第 5 給水加熱器の強度計算書
・第６給水加熱器の強度計算書
・主配管の強度計算書
・給水加熱器ドレンベント系
・高圧ドレンタンクの強度計算書
・低圧ドレンタンクの強度計算書
・主配管の強度計算書
・復水浄化系
・復水脱塩装置陽イオン樹脂再生塔の強度計算書
・復水脱塩装置陰イオン樹脂再生塔の強度計算書
・復水ろ過装置復水ろ過器の強度計算書
・復水脱塩装置復水脱塩塔の強度計算書
・主配管の強度計算書
・抽気系
・主配管の強度計算書（1）蒸気タービンの主要機器（以下の機器を含む）について、構成、仕様、概要を記 （1）蒸気タービンの主要機器の構成、仕様、概要、及び設計上の考慮事項
載する。


タービン



タービン制御装置設置許可申請書 添付書類八：[原子炉冷却系統施設]－[蒸気タービン及び附属設備]－[主要設備]－[蒸気タービン]

3-74

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン


潤滑油系



タービンバイパス系



湿分分離加熱器



タービン・グランド蒸気系

JSAR ガイドライン解説

また、設計上の考慮事項について以下の項目を含めて記載する。
 蒸気タービンの基礎部の強度評価結果、基礎の図面（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：蒸気タービンの基礎の状況を明示した図面：蒸気タービンの基礎に関する説明書

 蒸気タービンの制御方法（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：蒸気タービンの制御方法に関する説明書《蒸気タービン制御機能の作動説明、監視計装及びその他の保護装置、省令に対する適合性》

 蒸気タービンの振動管理（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：蒸気タービンの振動管理に関する説明書《製造工場における振動に関する管理、発電所における振動に関する管理、計測装置、警報装置、停止装置及び安全性についての説明》（2）復水器及び循環水系の主要機器（以下の機器・系を含む）について、構成及び仕 （2）復水器及び循環水系の主要機器の構成及び仕様
様を記載する。


復水器



空気抽出機



循環水系

設置許可申請書 添付書類八：[原子炉冷却系統施設]－[蒸気タービン及び附属設備]－[主要設備]－[復水器及び循環水系]（3）復水・給水系の主要機器（以下の機器を含む）について、構成、仕様及び概要を （3）復水・給水系の主要機器の構成及び仕様記載する。


低圧復水ポンプ



高圧復水ポンプ



給水加熱器



原子炉給水ポンプ設置許可申請書 添付書類八：[原子炉冷却系統施設]－[蒸気タービン及び附属設備]－[主要設備]－[復水・給水系]
追加記載事項： 補助給水系の高温停止の維持及び余熱除去系運転開始までの冷却能力について記載する。（補足資料１-⑨）

 蒸気タービン及び附属設備の健全性を確認するために実施する試験検査につい 蒸気タービン及び附属設備の健全性を確認する試験検査て記載する。

設置許可申請書 添付書類八：[原子炉冷却系統施設]－[蒸気タービン及び附属設備]－[試験検査]
その他
使用前検査及び定期事業者検査要領書を参照

 タービンミサイルが仮想的に発生した場合の発電用原子炉施設の健全性評価に

 タービンミサイルが仮想的に発生した場合の発電用原子炉施設の健全性評価

ついて記載する。

設置許可申請書 添付書類八：[原子炉冷却系統施設]－[蒸気タービン及び附属設備]－[タービン・ミサ
イルについて] 蒸気タービン及び附属設備について設計方針を満足する設計となっていること

 蒸気タービン及び附属設備に関する性能の評価を記載する。

設置許可申請書 添付書類八：[原子炉冷却系統施設]－[蒸気タービン及び附属設備]－[評価]3.5.13 給水処理設備

3.5.12 給水処理設備

 給水処理設備の構成及び以下の機能の設計方針を記載する。

 給水処理設備の構成及び機能設置許可申請書 添付書類八(1) 発電所の運転に必要な水の供給：{[原子炉冷却系統施設]－[給水処理設備]}－[概要](2) 屋外機器の凍結防止：{同上}－[設計方針]
 給水処理設備の主要設備の仕様を記載する。

 給水処理設備の主要設備の仕様
設置許可申請書 添付書類八：{[原子炉冷却系統施設]－[給水処理設備]}－[主要設備の仕様]

3-75

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説【表】給水処理設備主要機器仕様：{同上}－[主要設備]【図】給水処理設備及び補給水系系統概要図

 給水処理設備について、設計方針を満足する設計となっていることを記載する。

 給水処理設備に関する性能の評価
設置許可申請書 添付書類八：[原子炉冷却系統施設]－[給水処理設備]－[評価]

3-76

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説

3.6 計測制御系統施設

3.6 計測制御系統施設

3.6.1 原子炉制御系

3.6.1 原子炉制御系

3.6.1.1 原子炉制御系

3.6.1.1 原子炉制御系

 原子炉制御系の構成及び概要について記載する。

 原子炉制御系の構成及び概要
設置許可申請書 添付書類八：[計測制御系統施設]－[原子炉制御系]－[原子炉制御系]－[概要] 原子炉制御系の設計方針（制御能力を含む）について、以下の項目を含めて記載

 原子炉制御系の設計方針する。

設置許可申請書 添付書類八：[計測制御系統施設]－[原子炉制御系]－[原子炉制御系]－[設計方針]

 基本設計方針（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：計測制御系統施設の基本設計方針、適用基準及び適用規格

 適用基準及び適用規格（設工認による）追加記載事項 ディジタル設備に係る設計上の考慮： デジタル設備の、多重性、独立性、常用系との分離、自己診断機能、ライ
フサイクルプロセス、及び制御設備の共通要因故障への対応について記載する。（補足資料１-⑦）
 原子炉制御系の主要設備（以下の設備を含む）の概要を記載する。

 原子炉制御系の主要設備の概要
設置許可申請書 添付書類八 原子炉出力制御系：{[計測制御系統施設]－[原子炉制御系]－[原子炉制御系]}

 反応度制御系－[主要設備の仕様]

 タービン制御系【図】原子炉制御系系統概要図

 原子炉圧力制御系
 タービン・バイパス制御系：{同上}－[主要設備]

 圧力制御装置【図】冷却材再循環流量制御系系統概要図

 原子炉給水制御系【図】冷却材再循環流量制御ブロック図【図】冷却材再循環ポンプ・トリップ機能説明図【図】タービン制御系説明図【図】原子炉給水制御系説明図
また、以下の項目について記載する。
 原子炉の制御方式及び制御方法（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：原子炉の制御方式《原子炉の反応度の制御方式、ほう酸水注入の制御方式、原子炉の圧力の制御方式、原子炉の水位の制御方式及び安全保護系等の制御方式について記載》：原子炉の制御方法《制御棒の位置の制御方法、原子炉再循環流量の制御方法、ほう酸水注入設備の制御方法、発電用原子炉の圧力の制御方法、給水の制御方法及び安全保護系等の制御方法について記載》

 原子炉制御系の健全性を確認するために実施する試験検査について記載する。

 原子炉制御系の健全性を確認する試験検査
設置許可申請書 添付書類八：[計測制御系統施設]－[原子炉制御系]－[原子炉制御系]－[試験検査]
その他
使用前検査及び定期事業者検査要領書を参照

 原子炉制御系について、設計方針を満足する設計となっていることを記載する。

 原子炉制御系に関する性能の評価
設置許可申請書 添付書類八：[計測制御系統施設]－[原子炉制御系]－[原子炉制御系]－[評価]また、以下の項目について記載する。
 プラントを安全かつ安定に制御する能力（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：制御能力についての計算書

3.6.1.2 原子炉停止系

3.6.1.2 原子炉停止系

 原子炉停止系の概要を記載する。

 原子炉停止系の概要
設置許可申請書 添付書類八

3-77

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説：[計測制御系統施設]－[原子炉制御系]－[原子炉停止系]－[概要]【図】制御棒駆動水圧系系統図【図】ほう酸水注入系系統図

 原子炉停止系の設計方針について、以下の項目を含めて記載する。

 原子炉停止系の設計方針

制御棒及び制御棒駆動系：

設置許可申請書 添付書類八 未臨界性，停止余裕，落下速度制限，地震時挿入可能性，急速挿入，独立性，：{[計測制御系統施設]－[原子炉制御系]－[原子炉停止系]－[設計方針]}

制御棒の支持，最大連続引抜速度，接合部等の破損防止，補修性，試験可能－[制御棒及び制御棒駆動系]

性（ABWR）（ABWR）

 分離検出：{同上}－[制御棒及び制御棒駆動系]－[分離検出]

ほう酸水注入系：：{同上}－[ほう酸水注入系]

 独立性，低温停止能力，試験可能性，析出防止
 基本設計方針（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：計測制御系統施設の基本設計方針、適用基準及び適用規格

 適用基準及び適用規格（設工認による）
 原子炉停止系の主要設備（以下の設備を含む）の仕様及び概要を記載する。

 原子炉停止系の主要設備の仕様及び概要
設置許可申請書 添付書類八 制御棒及び制御棒駆動系
 ほう酸水注入系：{[計測制御系統施設]－[原子炉制御系]－[原子炉停止系]}－[主要設備の仕様]【表】制御棒の主要仕様【表】制御棒駆動系主要仕様【表】ほう酸水注入系主要仕様：{同上}－[主要設備]【表】制御棒の主要仕様【図】制御棒駆動水圧系系統図【図】ほう酸水注入系系統図【図】制御棒概略図【図】炉心配置図【図】制御棒据付構造図

また、以下の項目について記載する。

設計及び工事計画認可申請書：計測制御系統施設（制御材）に係る要目表

 主要設備の要目、また別途指定する項目についての設定根拠（設工認による）・ボロンカーバイド型制御棒（種類、組成、反応度制御能力、停止余裕、最大反応度価値、主要寸法、個数及び落下速度）
・ほう酸水（種類、組成、反応度制御能力、停止余裕、負の反応度添
加率及び貯蔵量）：計測制御系統施設（制御材駆動装置）に係る要目表
・制御棒駆動機構（種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、駆動方法、個数、取付箇所、駆動速度及び挿入時間／原
動機：種類、出力、個数及び取付箇所）
・制御棒駆動系
・制御棒駆動水ポンプ（ポンプ：種類、容量、揚程、材料及び個数／
原動機：種類、出力及び個数）
・水圧制御ユニットアキュムレータ（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・水圧制御ユニット（同上）・サクションフィルタ（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数）
・制御棒駆動水フィルタ（同上）・主要弁（種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）
・原子炉格納容器配管貫通部（貫通部番号、種類、個数、最高使用圧
力、最高使用温度、構成、主要寸法及び材料）：計測制御系統施設（ほう酸水注入設備）に係る要目表
・ほう酸水注入系

3-78

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説・ポンプ（ポンプ：種類、容量、吐出圧力、最高使用圧力、最高使用
温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所／原動機：種類、出力、個数及び取付箇所）
・貯蔵タンク（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・逃がし弁（種類、吹出圧力、吹出量、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所）
・主要弁（種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）
・炉心シュラウド（種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数）・シュラウドサポート（同上）・上部格子板（同上）・炉心支持板（同上）・中央燃料支持金具（同上）・周辺燃料支持金具（同上）・制御棒案内管（同上）・原子炉圧力容器（種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数／監視試験片：種類、初装荷個数及び取付箇所）
・高圧炉心注水スパージャ（種類、主要寸法、材料及び個数）
・高圧炉心注水系配管（原子炉圧力容器内部）（同上）
・原子炉格納容器配管貫通部（貫通部番号、種類、個数、最高使用圧
力、最高使用温度、構成、主要寸法及び材料）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（計測制御系統施設（制御材））
・ボロンカーバイド型制御棒（個数及び落下速度）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（計測制御系統施設（制御材駆
動装置）
・制御棒駆動機構（最高使用圧力、最高使用温度、駆動速度、挿入時
間及び個数）
・制御棒駆動系
・水圧制御ユニットアキュムレータ（容量、最高使用圧力、最高使用
温度及び個数）・水圧制御ユニット（同上）・主要弁（最高使用圧力、最高使用温度及び個数）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度及び外径）・原子炉格納容器配管貫通部（最高使用圧力、最高使用温度、外径、構成び個数）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（計測制御系統施設（ほう酸水
注入設備））
・ほう酸水注入系
・ポンプ（容量、吐出圧力、最高使用圧力、最高使用温度、原動機出力及び個数）
・貯蔵タンク（容量、最高使用圧力、最高使用温度及び個数）
・逃がし弁（吐出圧力及び個数）
・主要弁（最高使用圧力、最高使用温度及び個数）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度及び外径）・炉心シュラウド（最高使用圧力、最高使用温度及び個数）・シュラウドサポート（同上）・上部格子板（同上）・炉心支持板（同上）・中央燃料支持金具（同上）・周辺燃料支持金具（同上）・制御棒案内管（同上）・原子炉圧力容器（同上）・高圧炉心注水スパージャ（個数）・高圧炉心注水配管（原子炉圧力容器内部）（同上）
・原子炉格納容器配管貫通部（最高使用圧力、最高使用温度、外径、構成び個数）

3-79

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン
 主要機器の配置図、構造図及び系統図（設工認による）

JSAR ガイドライン解説
設計及び工事計画認可申請書：計測制御系統施設に係る機器の配置を明示した図面（制御材、制御材駆動装置、ほう酸水注入設備）：計測制御系統施設の構造図（制御材）
・ボロンカーバイド型制御棒：計測制御系統施設の構造図（制御材駆動装置）
・制御棒駆動機構
・制御棒駆動系
・制御棒駆動水ポンプ
・水圧制御ユニットアキュムレータ
・水圧制御ユニット
・サクションフィルタ
・制御棒駆動水フィルタ
・主要弁
・原子炉格納容器配管貫通部：計測制御系統施設の構造図（ほう酸水注入設備）
・ほう酸水注入系
・ポンプ
・貯蔵タンク
・逃がし弁
・主要弁
・炉心シュラウド・シュラウドサポート
・上部格子板・炉心支持板・中央燃料支持金具
・周辺燃料支持金具・制御棒案内管・原子炉圧力容器
・高圧炉心注水スパージャ
・高圧炉心注水系配管（原子炉圧力容器内部）
・原子炉格納容器配管貫通部：計測制御系統施設の系統図（制御材駆動装置、ほう酸水注入設備）（設計
基準対象施設、重大事故等対処設備）

 耐震重要度分類に応じた耐震性に関する説明（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：耐震性に関する説明書（計測制御系統施設（制御材））
・ボロンカーバイド型制御棒：耐震性に関する説明書（計測制御系統施設（制御材駆動装置））
・制御棒駆動機構
・制御棒駆動系
・制御棒駆動水ポンプ
・水圧制御ユニットアキュムレータ
・水圧制御ユニット
・サクションフィルタ
・主配管：耐震性に関する説明書（計測制御系統施設（ほう酸水注入設備））
・ほう酸水注入系
・ポンプ
・貯蔵タンク・主配管
・炉心シュラウド・シュラウドサポート
・上部格子板・炉心支持板・中央燃料支持金具
・周辺燃料支持金具・制御棒案内管・原子炉圧力容器
・高圧炉心注水スパージャ
・高圧炉心注水系配管（原子炉圧力容器内部）

3-80

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
・原子炉格納容器配管貫通部

 技術基準規則で分類されるクラスに応じた強度評価の内容（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：強度に関する説明書（計測制御系統施設（制御材駆動装置））
・制御棒駆動系
・サクションフィルタの強度計算書
・制御棒駆動水フィルタの強度計算書（重大事故等クラス 2 容器）
・制御棒駆動系
・水圧制御ユニットアキュムレータの強度計算書
・水圧制御ユニットの強度計算書
・原子炉格納容器配管貫通部の基本板厚計算書（重大事故等クラス 2 管）・制御棒駆動機構の強度計算書
・制御棒駆動系
・主配管の強度計算書（重大事故等クラス 2 弁）・制御棒駆動系
・主要弁の強度計算書：強度に関する説明書（計測制御系統施設（ほう酸水注入設備））
・ほう酸水注入系
・主要弁の強度計算書
・炉心シュラウドの応力計算書
・シュラウドサポートの応力計算書
・上部格子版応力計算書
・炉心支持版の応力計算書
・制御棒案内管の応力計算書
・高圧炉心注水スパージャの応力計算書
・高圧炉心注水系配管（原子炉圧力容器内部）の応力計算書（重大事故等クラス 2 容器）
・ほう酸水注入系
・貯蔵タンクの強度計算書
・原子炉圧力容器の強度計算書
・原子炉格納容器配管貫通部の強度計算書（重大事故等クラス 2 管）・ほう酸水注入系
・主配管の強度計算書（重大事故等クラス 2 ポンプ）・ほう酸水注入系
・ポンプの強度計算書

 安全弁及び逃がし弁の吹出量計算書（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：安全弁及び逃がし弁の吹出量計算書

 原子炉停止系の健全性を確認するために実施する試験検査について記載する。

 原子炉停止系の健全性を確認する試験検査
設置許可申請書 添付書類八：[計測制御系統施設]－[原子炉制御系]－[原子炉停止系]－[試験検査]
その他
使用前検査及び定期事業者検査要領書を参照

 原子炉停止系について、以下の項目を含めて評価を記載する。

 原子炉停止系に関する性能の評価
設置許可申請書 添付書類八 原子炉停止系の独立性：[計測制御系統施設]－[原子炉制御系]－[原子炉停止系]－[評価] 未臨界維持 原子炉の安全停止に必要な反応度制御能力（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：制御能力についての計算書

3.6.1.3 運転監視装置

3.6.1.3 運転監視装置

 運転監視装置の概要を記載する。

 運転監視装置の概要
設置許可申請書 添付書類八

3-81

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説：[計測制御系統施設]－[原子炉制御系]－[運転監視装置]－[概要] 運転監視装置の設計方針を記載する。

 運転監視装置の設計方針
設置許可申請書 添付書類八：[計測制御系統施設]－[原子炉制御系]－[運転監視装置]－[設計方針]

 運転監視装置の主要設備（以下の設備を含む）の仕様及び概要を記載する。

 運転監視装置の主要設備の仕様及び概要
設置許可申請書 添付書類八 制御棒引抜阻止回路：[計測制御系統施設]－[原子炉制御系]－[運転監視装置]

 制御棒価値ミニマイザ（RWM）－[主要設備の仕様]

 監視計算装置：{同上}－[主要設備]
 運転監視装置の機能維持を確認するための試験検査について記載する。

 運転監視装置の機能維持を確認する試験検査
設置許可申請書 添付書類八：[計測制御系統施設]－[原子炉制御系]－[運転監視装置]－[試験検査]

 運転監視装置について、設計方針を満足する設計となっていることを記載する。

 運転監視装置に関する性能の評価
設置許可申請書 添付書類八：[計測制御系統施設]－[原子炉制御系]－[運転監視装置]－[評価]3.6.2 原子炉核計装

3.6.2 原子炉計装

 原子炉核計装の構成、概要及び機能を記載する。

 原子炉計装の構成、概要及び機能設置許可申請書 添付書類八：[計測制御系統施設]－[原子炉計装]－[概要]【図】炉内検出器配置図【図】局部出力領域モニタ検出器集合体概要図

 原子炉核計装の設計方針について、以下の項目を含めて記載する。

 原子炉核計装の設計方針

 計測領域（起動，出力）の連続性

設置許可申請書 添付書類八 燃料被覆管の損傷防止：[計測制御系統施設]－[原子炉計装]－[設計方針]

 設計限界を超えないための制御棒引抜阻止
 出力領域における出力分布監視
 運転中における保守・校正のためのバイパス
 基本設計方針（設工認による）設計及び工事計画認可申請書

 適用基準及び適用規格（設工認による）
 原子炉核計装の主要設備について、以下の項目を含めて概要を記載する。

：計測制御系統施設の基本設計方針、適用基準及び適用規格
 原子炉核計装の主要設備の概要
設置許可申請書 添付書類八 起動領域モニタ及び出力領域モニタの構成，計測方式，計測項目及び指示：{[計測制御系統施設]－[原子炉計装]}－[主要設備の仕様]

 各チャンネルから記録計等への電流信号の流れ【図】原子炉核計装説明図

 警報発信 保守性：{同上}－[主要設備]

 中性子源【図】炉内検出器配置図

 炉内検出器の配置（炉心内燃料・制御棒の配置を含む）【図】局部出力領域モニタ検出器集合体概要図【図】移動式炉内計装系概要図
 主要設備の要目、また別途指定する項目についての設定根拠（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：計測制御系統施設（計測装置）に係る要目表
・起動領域モニタ（検出器の種類、計測範囲、警報動作範囲、個数及び取付箇所）
・出力領域モニタ（同上）・移動式炉心内計装装置（検出器の種類、計測範囲、警報動作範囲及び個数）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（計測制御系統施設（計測装置））
・起動領域モニタ（個数）・出力領域モニタ（同上） 主要機器の構造図（設工認による）設計及び工事計画認可申請書

3-82

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説：計測制御系統施設の構造図
・起動領域モニタ
・出力領域モニタ 耐震重要度分類に応じた耐震性に関する説明（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：耐震性に関する説明書（計測制御系統施設）
・起動領域モニタ
・出力領域モニタ

 計測装置の構成、計測範囲及び警報動作範囲についての説明、計測制御系統

設計及び工事計画認可申請書：計測装置の構成に関する説明書並びに計測範囲及び警報動作範囲に関する

図及び検出器の取付箇所の図面を記載。また計測結果の保存についても説明説明書（設工認による）：起動領域モニタの概略構成図、出力領域モニタの概略構成図：計測制御系統施設の検出器の取付箇所を明示した図面
 原子炉核計装の健全性を確認するために実施する試験検査について記載する。

 原子炉核計装の健全性を確認する試験検査
設置許可申請書 添付書類八：[計測制御系統施設]－[原子炉核計装]－[試験検査]
その他
使用前検査及び定期事業者検査要領書を参照

 原子炉核計装について、設計方針を満足する設計となっていることを記載する。

 原子炉核計に関する性能の評価
設置許可申請書 添付書類八：[計測制御系統施設]－[原子炉核計装]－[評価]3.6.3 原子炉プラント・プロセス計装

3.6.3 原子炉プラント・プロセス計装

 プロセス計装の構成及び概要及び機能を記載する。

 プロセス計装の構成及び概要及び機能設置許可申請書 添付書類八：[計測制御系統施設]－[原子炉プラント・プロセス計装]－[概要] プロセス計装の設計方針について、以下の項目を含めて記載する。

 プロセス計装の設計方針

 監視設置許可申請書 添付書類八 安全保護系（3.6.6 を参照）：[計測制御系統施設]－[原子炉プラント・プロセス計装]－[設計方針]

 漏えい検出 記録と保存
 基本設計方針（設工認による）設計及び工事計画認可申請書

 適用基準及び適用規格（設工認による） プロセス計装（以下の設備を含む）の概要を記載する。

：計測制御系統施設の基本設計方針、適用基準及び適用規格
 プロセス計装の概要
設置許可申請書 添付書類八 圧力容器計装：{[計測制御系統施設]－[原子炉プラント・プロセス計装]} 再循環系計装－[主要設備の仕様]

 原子炉給水系及び主蒸気系計装【表】原子炉プラント・プロセス計装一覧表

 制御棒駆動系計装
 原子炉格納容器内雰囲気計装：{同上}－[主要設備]

 漏えい検出系計装【図】原子炉緊急停止系作動回路説明図

 その他の計装
また、以下の項目について記載する。

【図】工学的安全施設作動の機能説明図

 事故時監視が必要なパラメータ【図】原子炉水位計装説明図

 主要設備の要目、また別途指定する項目について設定根拠（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：計測制御系統施設（計測装置）に係る要目表
・高圧炉心注水系ポンプ吐出圧力（検出器の種類、計測範囲、警報動
作範囲、個数及び取付箇所）
・残留熱除去系ポンプ吐出圧力（同上）・主蒸気系主蒸気圧力（種類、計測範囲、警報動作範囲及び個数）
・原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力（同上）・原子炉隔離時冷却系ポンプ駆動用蒸気タービン入口蒸気圧力（同上）・残留熱除去系熱交換器入口温度（検出器の種類、計測範囲、警報動
作範囲、個数及び取付箇所）

3-83

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
・残留熱除去系熱交換器出口温度（同上）・復水補給水系温度（代替循環冷却）（同上）・原子炉圧力容器温度（同上）・原子炉冷却材浄化系原子炉圧力容器ドレンライン温度（種類、計測
範囲、警報動作範囲及び個数）
・主蒸気系主蒸気温度（同上）・給水系給水温度（同上）・残留熱除去系系統流量（検出器の種類、計測範囲、警報動作範囲、個数及び取付箇所）
・原子炉隔離時冷却系系統流量（同上）・高圧炉心注水系系統流量（同上）・高圧代替注水系系統流量（同上）・復水補給水系流量（RHR 代替注水流量）（同上）・復水補給水系流量（原子炉圧力容器）（同上）・原子炉系主蒸気流量（種類、計測範囲、警報動作範囲及び個数）
・原子炉冷却材浄化系系統流量（同上）・復水系復水流量（同上）・給水加熱器ドレン系高圧ドレンポンプ吐出流量（同上）・給水系給水流量（同上）・原子炉圧力（検出器の種類、計測範囲、警報動作範囲、個数及び取付箇所）
・原子炉圧力（SA）（同上）・原子炉水位（狭帯域、広帯域、燃料域、SA）（同上）・格納容器内圧力（同上）・格納容器内圧力（D/W、S/C）（同上）・ドライウェル雰囲気温度（同上）・サプレッションチェンバ気体温度（同上）・サプレッションチェンバプール水温度（同上）・格納容器内酸素濃度（同上）・格納容器内水素濃度（同上）・格納容器内水素濃度（SA）（同上）・格納容器内温度（同上）・復水貯蔵槽水位（SA）（同上）
・原子炉冷却材浄化系ろ過脱塩器入口導電率（種類、計測範囲、警報動作範囲及び個数）
・原子炉冷却材浄化系ろ過脱塩器出口導電率（同上）・復水浄化系復水ろ過装置入口伝導率（同上）・復水浄化系復水脱塩装置出口伝導率（同上）・原子炉系炉心流量（検出器の種類、計測範囲、警報動作範囲、個数
及び取付箇所）・制御棒駆動機構充てん水圧力（同上）・復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）（同上）・復水補給水系流量（原子炉格納容器）（同上）
・サプレッションチェンバプール水位（同上）・格納容器下部水位（同上）・原子炉建屋水素濃度（同上）：放射線管理施設（放射線管理用計測装置（プロセスモニタリング設備））に係る要目表・格納容器内雰囲気放射線モニタ（D/W）（検出器の種類、計測範囲、警報動作範囲、取付箇所及び個数）
・格納容器内雰囲気放射線モニタ（S/C）（同上）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（計測制御系統施設（計測装置））
・高圧炉心注水系ポンプ吐出圧力（個数）・残留熱除去系ポンプ吐出圧力（同上）・残留熱除去系熱交換器入口温度（同上）・残留熱除去系熱交換器出口温度（同上）・復水補給水系温度（代替循環冷却）（同上）・残留熱除去系系統流量（同上）・原子炉隔離時冷却系系統流量（同上）・高圧炉心注水系系統流量（同上）

3-84

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
・高圧代替注水系系統流量（同上）・復水補給水系流量（RHR 代替注水流量）（同上）・原子炉圧力（同上）・原子炉圧力（SA）（同上）・原子炉水位（広帯域、燃料域、SA）（同上）・格納容器内圧力（D/W、S/C）（同上）・ドライウェル雰囲気温度（同上）・サプレッションチェンバ気体温度（同上）・サプレッションチェンバプール水温度（同上）・格納容器内酸素濃度（同上）・格納容器内水素濃度（同上）・格納容器内水素濃度（SA）（同上）・復水貯蔵槽水位（SA）（同上）・復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）（同上）
・サプレッションチェンバプール水位（同上）・格納容器下部水位（同上）・原子炉建屋水素濃度（同上）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（放射線管理施設（放射線管理用計測装置））
・格納容器内雰囲気放射線モニタ（D/W）（個数）・格納容器内雰囲気放射線モニタ（S/C）（同上） 主要機器の構造図（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：計測制御系統施設の構造図（計測装置）
・原子炉建屋水素濃度 計測装置の構成、計測範囲及び警報動作範囲についての説明、計測制御系統

設計及び工事計画認可申請書：計測装置の構成に関する説明書並びに計測範囲及び警報動作範囲に関する

図及び検出器の取付箇所の図面を記載。また計測結果の保存についても説明説明書（設工認による）：計測制御系統施設の系統図（計測装置）：計測装置の検出器の取付箇所を明示した図面
 プロセス計装の健全性を確認するために実施する試験検査について記載する。

 プロセス計装の健全性を確認する試験検査
設置許可申請書 添付書類八：[計測制御系統施設]－[原子炉プラント・プロセス計装]－[試験検査]
その他
使用前検査及び定期事業者検査要領書を参照

 プロセス計装について、設計方針を満足する設計となっていることを記載する。

 プロセス計装に関する性能の評価
設置許可申請書 添付書類八：[計測制御系統施設]－[原子炉プラント・プロセス計装]－[評価]3.6.4 計装設備（重大事故等対処設備）

3.6.4 計装設備（重大事故等対処設備）

 計装設備（重大事故等対処設備）の概要及び機能について、以下の項目を含めて

 計装設備（重大事故等対処設備）の概要及び機能設置許可申請書 添付書類八記載する。

：[計測制御系統施設]－[計装設備（重大事故等対処設備）]－[概要] 重要な監視パラメータ及び重要代替パラメータ並びにそれらの計測能力【表】計装設備（重大事故等対処設備）の主要機器仕様【表】重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）【図】重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータの計装設備概要
図【図】計装設備単線結線図【図】安全パラメータ表示システムによる記録系統概要図（パラメータ
記録時に使用する設備）
 計装設備（重大事故等対処設備）の設計方針について、以下の項目を含めて記載

 計装設備（重大事故等対処設備）の設計方針する。

設置許可申請書 添付書類八 重要な監視パラメータ及び重要代替パラメータ並びにそれらの計測能力：[計測制御系統施設]－[計装設備（重大事故等対処設備）]－[設計方針]

 監視機能喪失時に使用する設備【表】代替パラメータによる主要パラメータの推定

 計器電源喪失時に使用する設備
 パラメータ記録時に使用する設備

3-85

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説

 多様性、位置的分散
 悪影響の防止
 容量等
 環境条件等
 操作性の確保
 基本設計方針（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：計測制御系統施設の基本設計方針、適用基準及び適用規格

 適用基準及び適用規格（設工認による）
 計装設備（重大事故等対処設備）の設備仕様を記載する。また、以下の項目につ 計装設備（重大事故等対処設備）の設備仕様

いて記載する。

設置許可申請書 添付書類八：[計測制御系統施設]－[計装設備（重大事故等対処設備）]－[主要設備及び仕様]【表】計装設備（重大事故等対処設備）の主要機器仕様【表】重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）【表】代替パラメータによる主要パラメータの推定【表】重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いる補助パラメータ

 主要設備の要目、また別途指定する項目について設定根拠（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：計測制御系統施設（計測装置）に係る要目表
・起動領域モニタ（種類、計測範囲、警報動作範囲、個数及び取付箇所）
・出力領域モニタ（同上）・高圧炉心注水系ポンプ吐出圧力（同上）・残留熱除去系ポンプ吐出圧力（同上）・残留熱除去系熱交換器入口温度（同上）・残留熱除去系熱交換器出口温度（同上）・復水補給水系温度（代替循環冷却）（同上）・原子炉圧力容器温度（同上）・残留熱除去系系統流量（同上）・原子炉隔離時冷却系系統流量（同上）・高圧炉心注水系系統流量（同上）・高圧代替注水系系統流量（同上）・復水補給水系流量（RHR 代替注水流量）（同上）・原子炉圧力（同上）・原子炉圧力（SA）（同上）・原子炉水位（広帯域、燃料域、SA）（同上）・格納容器内圧力（D/W、S/C）（同上）・ドライウェル雰囲気温度（同上）・サプレッションチェンバ気体温度（同上）・サプレッションチェンバプール水温度（同上）・格納容器内酸素濃度（同上）・格納容器内水素濃度（同上）・格納容器内水素濃度（SA）（同上）・復水貯蔵槽水位（SA）（同上）・復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）（同上）
・サプレッションチェンバプール水位（同上）・格納容器下部水位（同上）・原子炉建屋水素濃度（同上）：放射線管理施設（放射線管理用計測装置（プロセスモニタリング設備））に係る要目表・格納容器内雰囲気放射線モニタ（D/W）（検出器の種類、計測範囲、警報動作範囲、取付箇所及び個数）
・格納容器内雰囲気放射線モニタ（S/C）（同上）・フィルタ装置出口放射線モニタ（同上）・耐圧強化ベント系放射線モニタ（同上）：放射線管理施設（放射線管理用計測装置（エリアモニタリング設備））に係る要目表
・使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（低レンジ、高レンジ）（種類、

3-86

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
計測範囲、警報動作範囲、取付箇所及び個数）：核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設（使用済燃料貯蔵設備）に係る要目表
・使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）（種類、計測範囲、取付箇
所及び個数）
・使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）（同上）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（計測制御系統施設（計測装置））
・起動領域モニタ（個数）・出力領域モニタ（同上）・高圧炉心注水系ポンプ吐出圧力（同上）・残留熱除去系ポンプ吐出圧力（同上）・残留熱除去系熱交換器入口温度（同上）・残留熱除去系熱交換器出口温度（同上）・復水補給水系温度（代替循環冷却）（同上）・残留熱除去系系統流量（同上）・原子炉隔離時冷却系系統流量（同上）・高圧炉心注水系系統流量（同上）・高圧代替注水系系統流量（同上）・復水補給水系流量（RHR 代替注水流量）（同上）・原子炉圧力（同上）・原子炉圧力（SA）（同上）・原子炉水位（広帯域、燃料域、SA）（同上）・格納容器内圧力（D/W、S/C）（同上）・ドライウェル雰囲気温度（同上）・サプレッションチェンバ気体温度（同上）・サプレッションチェンバプール水温度（同上）・格納容器内酸素濃度（同上）・格納容器内水素濃度（同上）・格納容器内水素濃度（SA）（同上）・復水貯蔵槽水位（SA）（同上）・復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）（同上）
・サプレッションチェンバプール水位（同上）・格納容器下部水位（同上）・原子炉建屋水素濃度（同上）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（放射線管理施設（プロセスモ
ニタリング設備））
・格納容器内雰囲気放射線モニタ（D/W）（個数）・格納容器内雰囲気放射線モニタ（S/C）（同上）・フィルタ装置出口放射線モニタ（同上）・耐圧強化ベント系放射線モニタ（同上）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（放射線管理施設（エリアモニ
タリング設備））・使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（低レンジ、高レンジ）（個数）：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）
・使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）（個数）・使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）（同上） 主要機器の構造図（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：計測制御系統施設の構造図（計測装置）
・原子炉建屋水素濃度：核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の構造図（使用済燃料貯蔵設備）
・使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）
・使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域） 耐震重要度分類に応じた耐震性に関する説明（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：耐震性に関する説明書（計測制御系統施設（計測装置））
・起動領域モニタ
・出力領域モニタ・高圧炉心注水系ポンプ吐出圧力・残留熱除去系ポンプ吐出圧力

3-87

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
・残留熱除去系熱交換器入口温度・残留熱除去系熱交換器出口温度・復水補給水系温度（代替循環冷却）・原子炉圧力容器温度・残留熱除去系系統流量
・原子炉隔離時冷却系系統流量
・高圧炉心注水系系統流量・高圧代替注水系系統流量・復水補給水系流量（RHR 代替注水流量）
・原子炉圧力・原子炉圧力（SA）
・原子炉水位（広帯域、燃料域、SA）
・格納容器内圧力（D/W、S/C）
・ドライウェル雰囲気温度
・サプレッションチェンバ気体温度
・サプレッションチェンバプール水温度
・格納容器内酸素濃度
・格納容器内水素濃度
・格納容器内水素濃度（SA）
・復水貯蔵槽水位（SA）
・復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）
・サプレッションチェンバプール水位
・格納容器下部水位
・原子炉建屋水素濃度：耐震性に関する説明書（放射線管理用計測装置（プロセスモニタリング設
備））・格納容器内雰囲気放射線モニタ（D/W）
・格納容器内雰囲気放射線モニタ（S/C）
・フィルタ装置出口放射線モニタ
・耐圧強化ベント系放射線モニタ：耐震性に関する説明書（放射線管理用計測装置（エリアモニタリング設備））
・使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（低レンジ、高レンジ）：耐震性に関する説明書（核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設（使用済燃料
貯蔵設備））
・使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）
・使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域） 計測装置の構成、計測範囲及び警報動作範囲についての説明、計測制御系統

設計及び工事計画認可申請書：計測装置の構成に関する説明書並びに計測範囲及び警報動作範囲に関する

図及び検出器の取付箇所の図面を記載。また計測結果の保存についても説明説明書（設工認による）：計測制御系統施設の系統図（計測装置）：計測装置の検出器の取付箇所を明示した図面
 計装設備（重大事故等対処設備）の試験可能性に係る設計上の考慮、及び健全性を確認するために実施する試験検査について記載する。

 計装設備（重大事故等対処設備）の試験可能性に係る設計上の考慮、及び健全性を確認する試験検査
設置許可申請書 添付書類八：[計測制御系統施設]－[計装設備（重大事故等対処設備）]－[試験検査]

3.6.5 試料採取系

3.6.5 試料採取系

 試料採取系の構成及び機能を記載する。

 試料採取系の構成及び機能設置許可申請書 添付書類八：[計測制御系統施設]－[試料採取系]－[概要] 試料採取系について、以下の項目を含む設計方針を記載する。

 試料採取系の設計方針

 試料採取時の被ばく、汚染に対する考慮

設置許可申請書 添付書類八 バウンダリ機能の保持 基本設計方針（設工認による）：[計測制御系統施設]－[試料採取系]－[設計方針]
設計及び工事計画認可申請書：計測制御系統施設の基本設計方針、適用基準及び適用規格

 適用基準及び適用規格（設工認による） 試料採取系の主要設備の仕様及び概要を記載する。

 試料採取系の主要設備の仕様及び概要

3-88

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
設置許可申請書 添付書類八：{[計測制御系統施設]－[試料採取系]}－[主要設備の仕様]【表】試料採取項目：{同上}－[主要設備]

3.6.6 安全保護系及び工学的安全施設作動回路

3.6.6 安全保護系及び工学的安全施設作動回路

 安全保護系及び工学的安全施設作動回路の構成及び機能を記載する。

 安全保護系及び工学的安全施設作動回路の構成及び機能設置許可申請書 添付書類八：[計測制御系統施設]－[安全保護系]－[概要] 安全保護系及び工学的安全施設作動回路について、以下の項目を含めて設計方針

 原子炉保護系及び工学的安全施設作動回路の設計方針を記載する。

設置許可申請書 添付書類八：[計測制御系統施設]－[安全保護系]－[設計方針]

 過渡時における燃料の許容限界回避
 事故時の原子炉緊急停止系及び工学的安全施設の自動作動
 多重性
 独立性
 フェイルセイフ，フェイルアズイズ
 不正アクセス行為の防止
 計測制御系との分離
 原子炉施設間の共用、相互接続の禁止
 運転中の試験可能性

 基本設計方針（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：計測制御系統施設の基本設計方針、適用基準及び適用規格

 適用基準及び適用規格（設工認による）
 安全保護系及び工学的安全施設作動回路の主要設備について、以下の項目を含め

 安全保護系及び工学的安全施設作動回路の主要設備の概要て概要を記載する。
 原子炉緊急停止系作動回路

設置許可申請書 添付書類八 バイパス：{[計測制御系統施設]－[安全保護系]}－[主要設備の仕様]

 後備緊急停止系【表】原子炉緊急停止系作動回路信号一覧表

 工学的安全施設作動回路【表】工学的安全施設作動回路信号一覧表

 ケーブル，電線路及び計装配管【図】原子炉緊急停止系作動回路説明図【図】工学的安全施設作動の機能説明図：{同上}－[主要設備]【表】原子炉緊急停止系作動回路信号一覧表【表】工学的安全施設作動回路信号一覧表【図】原子炉緊急停止系作動回路概要図【図】原子炉緊急停止系及び制御棒駆動系概要図【図】原子炉緊急停止系作動回路説明図【図】工学的安全施設作動の機能説明図（BWR5）（BWR5）

 その他保護動作（原子炉水位異常低下による原子炉隔離時冷却系起動）設置許可申請書 添付書類八：[計測制御系統施設]－[安全保護系]－[主要設備]

 主要設備の要目、また別途指定する項目についての設定根拠（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：計測制御系統施設（原子炉非常停止信号）に係る要目表
・原子炉圧力高（原子炉非常停止信号の種類、検出器の種類、個数及び取付箇所、原子炉非常停止に要する信号の個数及び設定値並
びに原子炉非常停止信号を発信させない条件）
・原子炉水位低（同上）・ドライウェル圧力高（同上）・中性子束高（同上）・原子炉周期（ペリオド）短（同上）・中性子束計装動作不能（同上）・炉心流量急減（同上）・制御棒駆動機構充てん水圧力低（同上）・主蒸気管放射能高（同上）

3-89

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
・主蒸気隔離弁閉（同上）・主蒸気止め弁閉（同上）・蒸気加減弁急速閉（同上）・モードスイッチ「停止」（同上）
・手動（同上）・地震加速度大（同上）：計測制御系統施設（工学的安全施設等の起動信号）に係る要目表
・主蒸気隔離弁・原子炉水位低（レベル 1.5）（工学的安全施設等の起動信号の種類、検出器の種類、個数及び取付箇所、工学的安全施設等の起動に要する信号の個数及び設定値並びに工学的安全施設等の起動信号を発信させない条件）
・主蒸気管圧力低（同上）・主蒸気管放射能高（同上）・主蒸気管トンネル温度高（同上）・主蒸気管流量大（同上）・復水器真空度低（同上）・手動（同上）・その他の原子炉格納容器隔離弁
・ドライウェル圧力高（同上）・原子炉水位低（レベル 3）（同上）・原子炉水位低（レベル 2）（同上）
・手動（同上）・非常用ガス処理系
・燃料取替エリア排気放射能高（同上）・原子炉区域換気空調系排気放射能高（同上）・ドライウェル圧力高（同上）・原子炉水位低（レベル 3）（同上）
・手動（同上）・原子炉隔離時冷却系
・ドライウェル圧力高（同上）・原子炉水位低（レベル 1.5）（同上）
・手動（同上）・高圧炉心注水系
・ドライウェル圧力高（同上）・原子炉水位低（レベル 1.5）（同上）
・手動（同上）・残留熱除去系（低圧注水系）
・ドライウェル圧力高（同上）・原子炉水位低（レベル 1）（同上）
・手動（同上）・残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
・手動（同上）・自動減圧系
・ドライウェル圧力高と原子炉水位低（レベル 1）の同時信号（同上）・手動（同上）・代替制御棒挿入
・原子炉圧力高（同上）・原子炉水位低（レベル 2）（同上）・代替冷却材再循環ポンプ・トリップ
・原子炉圧力高（同上）・原子炉水位低（レベル 3）（同上）・原子炉水位低（レベル 2）（同上）・代替自動減圧・原子炉水位低（レベル 1）（同上）（BWR5）：計測制御系統施設（工学的安全施設等の起動信号）に係る要目表
・低圧炉心スプレイ系
・ドライウェル圧力高（工学的安全施設等の起動信号の種類、検出器の種類、個数及び取付箇所、工学的安全施設等の起動に要する

3-90

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
信号の個数及び設定値並びに工学的安全施設等の起動信号を発信させない条件）
・原子炉水位異常低下（レベル 1）（同上）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（工学的安全施設等の起動信号）・代替制御棒挿入
・原子炉圧力高（工学的安全施設等の起動信号の個数及び工学的安全施設等の起動に要する信号の個数）
・原子炉水位低（レベル 2）（同上）・代替冷却材再循環ポンプ・トリップ
・原子炉圧力高（同上）・原子炉水位低（レベル 3）（同上）・原子炉水位低（レベル 2）（同上）・代替自動減圧・原子炉水位低（レベル 1）（同上） 耐震重要度分類に応じた耐震性に関する説明（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：耐震性に関する説明書（計測制御系統施設（工学的安全施設等の起動信号）

 原子炉非常停止信号の作動回路の説明図及び設定値の根拠（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：地震加速度検出器のスクラム設定値

 ディジタル制御方式を使用する安全保護系等の適用に関する説明（設工認に設計及び工事計画認可申請書：ディジタル制御方式を使用する安全保護系等の適用に関する説明書よる）《参考プラントでは未確認》
 安全保護系及び工学的安全施設作動回路の健全性を確認するために実施する試
験検査について記載する。

 安全保護系及び工学的安全施設作動回路の健全性を確認する試験検査
設置許可申請書 添付書類八：[計測制御系統施設]－[安全保護系]－[試験検査]
その他
使用前検査及び定期事業者検査要領書を参照

 安全保護系及び工学的安全施設作動回路について、設計方針を満足する設計とな 安全保護系及び工学的安全施設作動回路に関する性能の評価っていることを記載する。

設置許可申請書 添付書類八：[計測制御系統施設]－[安全保護系]－[評価]また、以下の項目について記載する。

設計及び工事計画認可申請書

 プラントを安全に停止する能力（設工認による）
 安全保護系及び工学的安全施設作動回路の管理と運用の手順等について、以下の：制御能力についての計算書
 安全保護系及び工学的安全施設作動回路の管理と運用の手順等
設置許可申請書 添付書類八項目を含めて記載する。

：[計測制御系統施設]－[安全保護系]－[手順等] 出入管理（「3.1.1 安全設計の方針」（不法侵入等の防止に関する記載）を参照する）
 施錠管理，パスワード管理
 基本設計方針（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：計測制御系統施設の基本設計方針、適用基準及び適用規格

 適用基準及び適用規格（設工認による）
3.6.7 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

3.6.7 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

 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の概要及び機能を記

 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の概要及び機能載する。

設置許可申請書 添付書類八：[計測制御系統施設]－[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]－[概要]【図】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説明図（ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）による制御棒緊急挿入及び原子炉冷却材再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制）【図】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系統概要図（ほう酸水注入系）

 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について、以下の項目

 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の設計方針

3-91

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
設置許可申請書 添付書類八を含めて設計方針を記載する。

：[計測制御系統施設]－[緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするため

 フロントライン系故障時に用いる設備の設備]－[設計方針]

・ATWS 緩和設備による制御棒緊急挿入
・ほう酸水注入 原子炉冷却材再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制
 逃がし安全弁による原子炉冷却材圧力バウンダリの過圧防止
 多様性、位置的分散
 悪影響防止
 容量等
 環境条件等
 操作性の確保
 基本設計方針（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：計測制御系統施設の基本設計方針、適用基準及び適用規格

 適用基準及び適用規格（設工認による）
 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の設備仕様を記載す 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の設備仕様

る。また、以下の項目について記載する。

設置許可申請書 添付書類八：[計測制御系統施設]－[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]－[主要設備及び仕様]【表】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の主要
機器仕様

 主要設備の要目、また別途指定する項目についての設定根拠（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：計測制御系統施設（工学的安全施設等の起動信号）に係る要目表
・代替制御棒挿入
・原子炉圧力高（工学的安全施設等の起動信号の検出器の種類、個数
及び取付箇所、工学的安全施設等の起動に要する信号の個数及び設定値並びに工学的安全施設等の起動信号を発信させない条
件）
・原子炉水位低（レベル 2）（同上）・代替冷却材再循環ポンプ・トリップ
・原子炉圧力高（工学的安全施設等の起動信号の検出器の種類、個数
及び取付箇所、工学的安全施設等の起動に要する信号の個数及び設定値並びに工学的安全施設等の起動信号を発信させない条
件）
・原子炉水位低（レベル 3）（同上）・原子炉水位低（レベル 2）（同上）：計測制御系統施設（ほう酸水注入設備）に係る要目表
・ほう酸水注入系
・ポンプ（ポンプ：種類、容量、吐出圧力、最高使用圧力、最高使用
温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所／原動機：種類、出力、個数及び取付箇所）
・貯蔵タンク（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・逃がし弁（種類、吹出圧力、吹出量、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所）
・主要弁（種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）
・炉心シュラウド（種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数）・シュラウドサポート（同上）・上部格子板（同上）・炉心支持板（同上）・中央燃料支持金具（同上）・周辺燃料支持金具（同上）・制御棒案内管（同上）・原子炉圧力容器（種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数／監視試験片：種類、初装荷個数及び取付箇所）
・高圧炉心注水スパージャ（種類、主要寸法、材料及び個数）
・高圧炉心注水系配管（原子炉圧力容器内部）（同上）

3-92

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
・原子炉格納容器配管貫通部（貫通部番号、種類、個数、最高使用圧
力、最高使用温度、構成、主要寸法及び材料）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（工学的安全施設等の起動信号）・代替制御棒挿入
・原子炉圧力高（工学的安全施設等の起動信号の個数及び工学的安全施設等の起動に要する信号の個数）
・原子炉水位低（レベル 2）（同上）・代替冷却材再循環ポンプ・トリップ
・原子炉圧力高（工学的安全施設等の起動信号の個数及び工学的安全施設等の起動に要する信号の個数）
・原子炉水位低（レベル 3）（同上）・原子炉水位低（レベル 2）（同上）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（計測制御系統施設（ほう酸水
注入設備））
・ほう酸水注入系
・ポンプ（容量、吐出圧力、最高使用圧力、最高使用温度、原動機出力及び個数）
・貯蔵タンク（容量、最高使用圧力、最高使用温度及び個数）
・逃がし弁（吐出圧力及び個数）
・主要弁（最高使用圧力、最高使用温度及び個数）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度及び外径）・炉心シュラウド（最高使用圧力、最高使用温度及び個数）・シュラウドサポート（同上）・上部格子板（同上）・炉心支持板（同上）・中央燃料支持金具（同上）・周辺燃料支持金具（同上）・制御棒案内管（同上）・原子炉圧力容器（同上）・高圧炉心注水スパージャ（個数）・高圧炉心注水配管（原子炉圧力容器内部）（同上）
・原子炉格納容器配管貫通部（最高使用圧力、最高使用温度、外径、構成び個数）：計測制御系統施設に係る機器の配置を明示した図面（ほう酸水注入設備）

 主要機器の配置図、構造図及び系統図（設工認による）：計測制御系統施設の構造図（ほう酸水注入設備）
・ほう酸水注入系
・ポンプ
・貯蔵タンク
・逃がし弁
・主要弁
・炉心シュラウド・シュラウドサポート
・上部格子板・炉心支持板・中央燃料支持金具
・周辺燃料支持金具・制御棒案内管・原子炉圧力容器
・高圧炉心注水スパージャ
・高圧炉心注水系配管（原子炉圧力容器内部）
・原子炉格納容器配管貫通部：計測制御系統施設の系統図（ほう酸水注入設備）（重大事故等対処設備）
 耐震重要度分類に応じた耐震性に関する説明（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：耐震性に関する説明書（計測制御系統施設（工学的安全施設等の起動信号）・代替制御棒挿入
・原子炉圧力高・原子炉水位低（レベル 2）・代替冷却材再循環ポンプ・トリップ

3-93

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
・原子炉圧力高・原子炉水位低（レベル 3）
・原子炉水位低（レベル 2）：耐震性に関する説明書（計測制御系統施設（ほう酸水注入設備））
・ほう酸水注入系
・ポンプ
・貯蔵タンク・主配管
・炉心シュラウド・シュラウドサポート
・上部格子板・炉心支持板・中央燃料支持金具
・周辺燃料支持金具・制御棒案内管・原子炉圧力容器
・高圧炉心注水スパージャ
・高圧炉心注水系配管（原子炉圧力容器内部）
・原子炉格納容器配管貫通部：強度に関する説明書（計測制御系統施設（ほう酸水注入設備））

 技術基準規則で分類されるクラスに応じた強度評価の内容（設工認による）・ほう酸水注入系
・主要弁の強度計算書
・炉心シュラウドの応力計算書
・シュラウドサポートの応力計算書
・上部格子版応力計算書
・炉心支持版の応力計算書
・制御棒案内管の応力計算書
・高圧炉心注水スパージャの応力計算書
・高圧炉心注水系配管（原子炉圧力容器内部）の応力計算書（重大事故等クラス 2 容器）
・ほう酸水注入系
・貯蔵タンクの強度計算書
・原子炉圧力容器の強度計算書
・原子炉格納容器配管貫通部の強度計算書（重大事故等クラス 2 管）・ほう酸水注入系
・主配管の強度計算書（重大事故等クラス 2 ポンプ）・ほう酸水注入系
・ポンプの強度計算書
 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の試験可能性に係る

 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の試験可能性に係る設計上の考慮、及び健全性を確認するために実施する試験検査について記載す

設計上の考慮、及び健全性を確認するために実施する試験検査る。

設置許可申請書 添付書類八：[計測制御系統施設]－[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]－[試験検査]
その他
使用前検査及び定期事業者検査要領書を参照

3.6.8 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

3.6.8 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を減圧するための設備の構成及び機能を説明する。

 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備の構成及び機能設置許可申請書 添付書類八：[計測制御系統施設]－[原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備]－[概要]【図】原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備説明図（原子炉減圧の自動化）【図】原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備系統概要図（逃がし安全弁の作動に必要な窒素ガス喪失時の減圧）

3-94

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン
 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備について，以下の項目を含め

JSAR ガイドライン解説
 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備の設計方針て設備の設計方針を記載する。

設置許可申請書 添付書類八：[計測制御系統施設]－[原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備]

 フロントライン系故障時に用いる設備－[設計方針] サポート系故障時に用いる設備
 多様性、位置的分散
 悪影響防止
 容量等
 環境条件等
 操作性の確保
 基本設計方針（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：計測制御系統施設の基本設計方針、適用基準及び適用規格

 適用基準及び適用規格（設工認による）
 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備の主要設備（以下の設備を含

 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備の主要設備の仕様及び概要
設置許可申請書 添付書類八む）の仕様及び概要を記載する。

：[計測制御系統施設]－[原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備]

 代替自動減圧ロジック－[主要設備及び仕様]

 自動減圧系の起動阻止機能【表】原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備の主要機器仕

 高圧窒素ガスボンベ

様 主要設備の要目、また別途指定する項目についての設定根拠（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：計測制御系統施設（工学的安全施設等の起動信号）に係る要目表
・代替自動減圧・原子炉水位低（工学的安全施設等の起動信号の種類、検出器の種類、個数及び取付箇所、工学的安全施設等の起動に要する信号の個数及び設定値並びに工学的安全施設等の起動信号を発信させな
い条件）：計測制御系統施設（制御用空気設備）に係る要目表
・高圧窒素ガス供給系
・安全弁（種類、吹出圧力、吹出量、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）
・逃がし安全弁の作動に必要な窒素ガス喪失時の減圧設備
・主蒸気逃がし安全弁逃がし弁機能用アキュムレータ（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数）
・主蒸気逃がし安全弁自動減圧機能用アキュムレータ（同上）・可搬型高圧窒素ガスボンベ（種類、容量、最高使用圧力、最高使用
温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・安全弁（種類、吹出圧力、吹出量、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）
・可搬型主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ、材料、個数及び取付箇所）
・原子炉格納容器配管貫通部（貫通部番号、種類、個数、最高使用圧
力、最高使用温度、構成、主要寸法及び材料）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（計測制御系統施設（工学的安全施設等の起動信号））
・代替自動減圧・原子炉水位低（レベル 1）（同上）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（計測制御系統施設（制御用空気設備））
・高圧窒素ガス供給系
・安全弁（吹出圧力及び個数）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度及び外径）・逃がし安全弁の作動に必要な窒素ガス喪失時の減圧設備
・主蒸気逃がし安全弁逃がし弁機能用アキュムレータ（容量、最高使
用圧力、最高使用温度及び個数）
・主蒸気逃がし安全弁自動減圧機能用アキュムレータ（同上）・可搬型高圧窒素ガスボンベ（容量、最高使用圧力、最高使用温度及
び個数）

3-95

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度及び外径）・可搬型主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径及び個数）
・原子炉格納容器配管貫通部（最高使用圧力、最高使用温度、外径、構成び個数）

 主要機器の配置図、構造図及び系統図（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：計測制御系統施設に係る機器の配置を明示した図面（制御用空気設備）：計測制御系統施設の構造図（制御用空気設備）
・高圧窒素ガス供給系
・安全弁
・逃がし安全弁の作動に必要な窒素ガス喪失時の減圧設備
・主蒸気逃がし安全弁逃がし弁機能用アキュムレータ
・主蒸気逃がし安全弁自動減圧機能用アキュムレータ
・可搬型高圧窒素ガスボンベ
・原子炉格納容器配管貫通部：計測制御系統施設の系統図（制御用空気設備）（設計基準対象施設）（重大事故等対処設備）

 耐震重要度分類に応じた耐震性に関する説明（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：耐震性に関する説明書（計測制御系統施設）
・代替自動減圧・原子炉水位低（レベル 1）
・高圧窒素ガス供給系
・主配管
・逃がし安全弁の作動に必要な窒素ガス喪失時の減圧設備
・主蒸気逃がし安全弁逃がし弁機能用アキュムレータ
・主蒸気逃がし安全弁自動減圧機能用アキュムレータ
・主配管

 技術基準規則で分類されるクラスに応じた強度評価の内容（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：強度に関する説明書（計測制御系統施設）（重大事故等クラス 2 容器）
・逃がし安全弁の作動に必要な窒素ガス喪失時の減圧設備
・主蒸気逃がし安全弁逃がし弁機能用アキュムレータの強度計算書
・主蒸気逃がし安全弁自動減圧機能用アキュムレータの強度計算書
・原子炉格納容器配管貫通部の基本板厚計算書
・原子炉格納容器配管貫通部の強度計算書（重大事故等クラス 2 管）・高圧窒素ガス供給系
・主配管
・逃がし安全弁の作動に必要な窒素ガス喪失時の減圧設備
・主配管（重大事故等クラス 3 容器）
・逃がし安全弁の作動に必要な窒素ガス喪失時の減圧設備
・可搬型高圧窒素ガスボンベ（重大事故等クラス 3 管）・逃がし安全弁の作動に必要な窒素ガス喪失時の減圧設備
・可搬型主配管 安全弁及び逃がし弁の吹出量計算書（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：安全弁及び逃がし弁の吹出量計算書

 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備の試験可能性に係る設計上の考慮、及び健全性を確認するために実施する試験検査について記載する。

 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備の試験可能性に係る設計上の考慮、及び健全性を確認するために実施する試験検査
設置許可申請書 添付書類八：[計測制御系統施設]－[原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備]－[試験検査]3.6.9 圧縮空気系

3.6.9 圧縮空気系

 圧縮空気系の構成及び機能を記載する。

 圧縮空気系の構成及び機能設置許可申請書 添付書類八

3-96

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説：[計測制御系統施設]－[圧縮空気系]－[概要] 圧縮空気系について、設計方針を記載する。また、以下の項目について記載する。

 圧縮空気系の設計方針
設置許可申請書 添付書類八：[計測制御系統施設]－[圧縮空気系]－[設計方針]

 基本設計方針（設工認による）設計及び工事計画認可申請書

 適用基準及び適用規格（設工認による） 圧縮空気系の主要設備について、仕様及び概要を記載する。また、以下の項目に：計測制御系統施設の基本設計方針、適用基準及び適用規格
 圧縮空気系の主要設備の仕様及び概要ついて記載する。

設置許可申請書 添付書類八：{[計測制御系統施設]－[圧縮空気系]}－[主要設備の仕様]【表】圧縮空気系主要機器仕様：{同上}－[主要設備]

 主要設備の要目、また別途指定する項目についての設定根拠（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：計測制御系統施設（制御用空気設備）に係る要目表
・空気圧縮機（種類、容量、吐出圧力、材料及び個数）
・空気貯槽（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数）・除湿装置除湿塔（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数）
・空気貯槽安全弁（種類、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）

 主要機器の配置図、構造図及び系統図（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：計測制御系統設備の構造図（制御用空気設備）
・空気圧縮機・空気貯槽
・除湿装置除湿塔
・空気貯槽安全弁：計測制御系統施設の系統図（制御用空気設備）

 耐震重要度分類に応じた耐震性に関する説明（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：耐震性に関する説明書（計測制御系統施設（制御用空気設備））《参考プラントでは未確認》

 技術基準規則で分類されるクラスに応じた強度評価の内容（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：強度に関する説明書（計測制御系統施設（制御用空気設備））
・空気貯槽の強度計算書
・除湿装置除湿塔の強度計算書
・主配管の強度計算書

 安全弁及び逃がし弁の吹出量計算書（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：計装用圧縮空気系空気貯槽安全弁の吹出量計算書

 圧縮空気系の健全性を確認するために実施する試験検査について記載する。

 圧縮空気系の健全性を確認する試験検査
設置許可申請書 添付書類八：[計測制御系統施設]－[圧縮空気系]－[試験検査]
その他
使用前検査及び定期事業者検査要領書を参照

3.6.10 制御室

3.6.10 制御室（1）通常運転時等（1）通常運転時等

 制御室の構成及び機能を記載する。

 制御室の構成及び機能設置許可申請書 添付書類八：[計測制御系統施設]－[制御室]－[通常運転時等]－[概要]（a）中央制御室（a）中央制御室3-97

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン
 中央制御室及び中央制御盤について、以下の項目を含めて設計方針を記載する。

JSAR ガイドライン解説
 中央制御室及び中央制御盤の設計方針
設置許可申請書 添付書類八 人間工学的観点からの考慮：[計測制御系統施設]－[制御室]－[通常運転時等]－[設計方針]

 事故時の居住性（有毒ガス等の環境条件の考慮を含む）
 火災防護 原子炉の運転を管理するための制御装置に係る制御方法（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：発電用原子炉の運転を管理するための制御装置に係る制御方法に関する説
明書

 基本設計方針（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：計測制御系統施設の基本設計方針、適用基準及び適用規格

 適用基準及び適用規格（設工認による） 中央制御盤について、以下の項目を含めて構成及び概要を記載する。

 中央制御盤の構成及び概要

 誤操作防止への考慮

設置許可申請書 添付書類八：{[計測制御系統施設]－[制御室]－[通常運転時等]}－[主要設備の仕様]【表】中央制御室主要機器仕様：{同上}－[主要設備] －[中央制御室]

 中央制御室について、以下の項目を含めて概要を記載する。

 中央制御室の概要
設置許可申請書 添付書類八 想定される環境条件（地震、内部火災、内部溢水、外部電源喪失及びばい煙、：[計測制御系統施設]－[制御室]－[通常運転時等]－[主要設備]

低温並びに有毒ガス等を含む）－[中央制御室] 発電所構内外の状況及び自然現象等の監視・把握手段
 計測制御装置，中央制御室換気空調系，中央制御室遮蔽，通信連絡設備及び照明設備

 耐震重要度分類に応じた耐震性に関する説明（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：計測制御系統施設の耐震性に関する説明書

 中央制御室の機能に関する説明（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：中央制御室の機能に関する説明書

 中央制御室の居住性に関する説明（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：中央制御室の居住性に関する評価

 中央制御室の健全性を確認するために実施する試験検査について記載する。

 中央制御室の健全性を確認する試験検査
その他
使用前検査及び定期事業者検査要領書を参照

 中央制御室に要求される機能を維持するための手順等を記載する。

 中央制御室に要求される機能を維持するための手順等
設置許可申請書 添付書類八：[計測制御系統施設]－[制御室]－[通常運転時]－[手順等]（b）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について、以下の項目を含めて設計方針を記載す（b）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の設計方針る。

設置許可申請書 添付書類八 高温停止状態から低温状態への移行
 原子炉の運転を管理するための制御装置に係る制御方法（設工認による）：[計測制御系統施設]－[制御室]－[通常運転時]－[設計方針]
設計及び工事計画認可申請書：発電用原子炉の運転を管理するための制御装置に係る制御方法に関する説
明書

 基本設計方針（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：中央制御室機能及び中央制御室外原子炉停止機能

 適用基準及び適用規格（設工認による）：計測制御系統施設の基本設計方針、適用基準及び適用規格
 中央制御室外原子炉停止装置の主要設備（以下の設備を含む）の概要を記載する。

 中央制御室外原子炉停止装置の主要設備の概要
設置許可申請書 添付書類八 計測制御装置：[計測制御系統施設]－[制御室]－[通常運転時]－[主要設備]

 通信設備－[中央制御室外原子炉停止装置]

3-98

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説

また、以下の項目について記載する。
 耐震重要度分類に応じた耐震性に関する説明（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：計測制御系統施設の耐震性に関する説明書

 中央制御室外の原子炉停止機能及び監視機能に関する説明（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：中央制御室機能及び中央制御室外原子炉停止機能

 中央制御室，中央制御盤及び中央制御室外原子炉停止装置について、設計方針を

 中央制御室，中央制御盤及び中央制御室外原子炉停止装置に関する性能の評価満足する設計となっていることを記載する。

設置許可申請書 添付書類八：[計測制御系統施設]－[制御室]－[通常運転時]－[評価]（2）重大事故等時
 重大事故が発生した場合においても運転員が中央制御室にとどまるために必要な重大事故等対処設備の概要を記載する。

（2）重大事故等時
 重大事故が発生した場合においても運転員が中央制御室にとどまるために必要な重大事故等対処設備の概要
設置許可申請書 添付書類八：[計測制御系統施設]－[制御室]－[重大事故等時]－[概要]【図】中央制御室（重大事故等時） 系統概要図（居住性を確保するための設備（中央制御室可搬型陽圧化空調機、中央制御室待避室陽
圧化装置及びデータ表示装置（待避室））及び運転員の被ばくを低減するための設備（非常用ガス処理系））

 重大事故等対処設備（居住性の確保及び汚染の持ち込み防止）について、以下の 重大事故等対処設備（居住性の確保及び汚染の持ち込み防止）の設計方針

項目を含めて設計方針を記載する。ここで、重大事故等対処設備として換気空調設置許可申請書 添付書類八設備、可搬型照明、ガス濃度計、電源についても記載する。

：[計測制御系統施設]－[制御室]－[重大事故等時]－[設計方針]

 居住性を確保するための設備
 汚染の持ち込みを防止するための設備
 運転員の被ばくを低減するための設備
 多様性、位置的分散
 悪影響防止 共用の禁止
 容量等
 環境条件等
 操作性の確保
 基本設計方針（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：計測制御系統施設の基本設計方針、適用基準及び適用規格

 適用基準及び適用規格（設工認による） 耐震重要度分類に応じた耐震性に関する説明（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：計測制御系統施設の耐震性に関する説明書

 原子炉の運転を管理するための制御装置に係る制御方法（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：発電用原子炉の運転を管理するための制御装置に係る制御方法に関する説
明書

 中央制御室の機能に関する説明（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：中央制御室の機能に関する説明書

 中央制御室の居住性に関する説明（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：中央制御室の居住性に関する評価

 重大事故等対処設備（居住性の確保及び汚染の持ち込み防止）の主要設備の仕様

 重大事故等対処設備（居住性の確保及び汚染の持ち込み防止）の主要設備の仕様を記載する。

設置許可申請書 添付書類八：[計測制御系統施設]－[制御室]－[重大事故等時]－[主要設備及び仕様]【表】中央制御室主要機器仕様【表】中央制御室（重大事故等時）（常設、可搬型）の設備の主要機器
仕様

3-99

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説

 重大事故等対処設備（居住性の確保及び汚染の持ち込み防止）の試験可能性に係

 重大事故等対処設備（居住性の確保及び汚染の持ち込み防止）の試験可能性に係る設計上の考慮について記載する。

る設計上の考慮
設置許可申請書 添付書類八：[計測制御系統施設]－[制御室]－[重大事故等時]－[試験検査]

3-100

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説

3.7 放射性廃棄物の廃棄施設

3.7 放射性廃棄物の廃棄施設

 放射性廃棄物の廃棄施設の構成及び機能を記載する。

 放射性廃棄物の廃棄施設の構成及び機能設置許可申請書 添付書類八：[放射性廃棄物の廃棄施設]－[概要]3.7.1 気体廃棄物処理系

3.7.1 気体廃棄物処理系

 気体廃棄物処理系の構成及び機能を記載する。

 気体廃棄物処理系の構成及び機能設置許可申請書 添付書類八：[放射性廃棄物の廃棄施設]－[気体廃棄物処理系]－[概要] 気体廃棄物処理系の設計方針について、以下の項目を含めて記載する。
 放出量低減の考え方

 気体廃棄物処理系の設計方針
設置許可申請書 添付書類八：[放射性廃棄物の廃棄施設]－[気体廃棄物処理系]－[設計方針]

 希ガス保持時間
 基本設計方針（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：放射性廃棄物の廃棄施設の基本設計方針、適用基準及び適用規格

 適用基準及び適用規格（設工認による） 気体廃棄物処理系の主要設備（以下の設備を含む）について、仕様及び概要を記載する。

 気体廃棄物処理系の主要設備の仕様及び概要
設置許可申請書 添付書類八・排ガス余熱器：{[放射性廃棄物の廃棄施設]－[気体廃棄物処理系]}－[主要設備の仕様]

・再結合器【表】気体廃棄物処理系主要機器仕様

・排ガス復水器
・除湿冷却器：{同上}－[主要設備]

・ホールドアップ装置【図】気体廃棄物処理系系統概要図

また、以下の項目について記載する。
 主要設備の要目、また別途指定する項目について設定根拠（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：放射性廃棄物の廃棄施設（気体廃棄物処理設備）に係る要目表
・気体廃棄物処理系
・排ガス予熱器（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、伝熱面
積、主要寸法、材料及び個数）
・排ガス復水器（同上）・除湿冷却器（同上）・排ガス真空ポンプ（ポンプ：種類、容量、到達真空度、材料及び個数／原動機：種類、出力及び個数）
・排ガス循環水タンク（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数並びに漏えい防止のための制御方法）
・活性炭式希ガスホールドアップ塔（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数並びに漏えい防止のための制御方法）
・排ガス再結合器（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数）
・排ガスフィルタ（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）
・主排気筒（種類、主要寸法、材料及び個数）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（気体廃棄物処理設備）
・主排気筒（個数）

 主要機器の配置図、構造図及び系統図（設工認による）設計及び工事計画認可申請書： 放射性廃棄物の廃棄施設の構造図（気体廃棄物処理設備）
・排ガス予熱器
・排ガス復水器
・除湿冷却器・排ガス真空ポンプ・排ガス循環水タンク
・活性炭式希ガスホールドアップ塔
・排ガス再結合器
・排ガスフィルタ
・主排気筒

3-101

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
・廃棄設備を設置する施設の構造の概要を明示した図面：放射性廃棄物の廃棄施設の系統図（気体廃棄物処理設備）

 排気筒の設置場所の図面（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：排気筒の設置場所を明示した図面

 排気筒の基礎に関する説明及びその基礎の状況の図面（自立型のものに限る）

設計及び工事計画認可申請書：主排気筒の基礎に関する説明書（設工認による）：排気筒の基礎の状況を明示した図面
 耐震重要度分類に応じた耐震性に関する説明（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：耐震性に関する説明書（放射性廃棄物の廃棄施設）
・排ガス予熱器
・排ガス復水器
・除湿冷却器・排ガス真空ポンプ・排ガス循環水タンク
・活性炭式希ガスホールドアップ塔
・排ガス再結合器
・排ガスフィルタ
・主排気筒

 技術基準規則で分類されるクラスに応じた強度評価の内容（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：強度に関する説明書（放射性廃棄物の廃棄施設）
・排ガス予熱器の強度計算書
・排ガス復水器の強度計算書
・除湿冷却器の強度計算書
・排ガス循環水タンクの強度計算書
・活性炭式希ガスホールドアップ塔の強度計算書
・排ガス再結合器の強度計算書
・排ガスフィルタの強度計算書
・主配管の強度計算書

 気体廃棄物処理系の健全性を確認するために実施する試験検査について記載する。

 気体廃棄物処理系の健全性を確認する試験検査
設置許可申請書 添付書類八：[放射性廃棄物の廃棄施設]－[気体廃棄物処理系]－[試験検査]
その他
使用前検査及び定期事業者検査要領書を参照

 気体廃棄物処理系について、設計方針を満足する設計となっていることを記載する。

 気体廃棄物処理系に関する性能の評価
設置許可申請書 添付書類八：[放射性廃棄物の廃棄施設]－[気体廃棄物処理系]－[評価]3.7.2 液体廃棄物処理系

3.7.2 液体廃棄物処理系

 液体廃棄物処理系の構成及び機能を記載する。

 液体廃棄物処理系の構成及び機能設置許可申請書 添付書類八：[放射性廃棄物の廃棄施設]－[液体廃棄物処理系]－[概要]【図】液体廃棄物処理系系統概要図

 液体廃棄物処理系の設計方針について、以下の項目を含めて記載する。
 放出量低減の考え方

 液体廃棄物処理系の設計方針
設置許可申請書 添付書類八：[放射性廃棄物の廃棄施設]－[液体廃棄物処理系]－[設計方針]

 処理容量 漏えい及び管理区域外への放出防止 基本設計方針（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：放射性廃棄物の廃棄施設の基本設計方針、適用基準及び適用規格

 適用基準及び適用規格（設工認による） 液体廃棄物処理系の主要設備（以下の設備を含む）について、仕様及び概要を記載する。

 液体廃棄物処理系の主要設備の仕様及び概要
設置許可申請書 添付書類八・低電導度廃液系：{[放射性廃棄物の廃棄施設]－[液体廃棄物処理系]}－[主要設備の仕様]

3-102

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説【表】液体廃棄物処理系主要機器仕様

・高電導度廃液系：{同上}－[主要設備]

・洗濯廃液系・シャワ・ドレン系
また、以下の項目について記載する。
 主要設備の要目、また別途指定する項目について設定根拠（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：放射性廃棄物の廃棄施設（液体廃棄物処理設備）に係る要目表
・放射性ドレン移送系
・原子炉建屋低電導度廃液サンプポンプ（ポンプ：種類、容量、揚程、材料及び個数／原動機：種類、出力及び個数）
・原子炉建屋高電導度廃液サンプポンプ（同上）・タービン建屋低電導度廃液サンプポンプ（同上）・タービン建屋高電導度廃液サンプポンプ（同上）・ドライウェル低電導度廃液サンプポンプ（同上）・ドライウェル高電導度廃液サンプポンプ（同上）・機械工作室除染廃液サンプポンプ（1～7 号機共用）
・焼却炉建屋高電導度廃液サンプポンプ（同上）・圧力抑制室プール水サージポンプ室高電導度廃液サンプポンプ（5～7 号機共用）
・サービス建屋シャワードレンサンプポンプ（同上）・廃棄物処理建屋低電導度廃液サンプポンプ（6・7 号機共用）
・廃棄物処理建屋高電導度廃液サンプポンプ（同上）・サービス建屋高電導度廃液サンプポンプ（同上）・廃棄物処理建屋シャワードレンサンプポンプ（同上）・サービス建屋シャワードレンサンプポンプ（同上）・タービン建屋低伝導度廃液サンプ（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び漏えい防止のための制御方法）・タービン建屋高伝導度廃液サンプ（同上）・廃棄物処理建屋低電導度廃液サンプ（同上）・原子炉建屋低電導度廃液サンプ（種類、容量、最高使用圧力、最高
使用温度、主要寸法、材料及び個数並びに漏えい防止のための
制御方法）
・原子炉建屋高電導度廃液サンプ（同上）・ドライウェル低電導度廃液サンプ（種類、容量、主要寸法、材料及び個数並びに漏えい防止のための制御方法）
・ドライウェル高電導度廃液サンプ（同上）・機械工作室除染廃液サンプ（1～7 号機共用）
・焼却炉建屋高電導度廃液サンプ（同上）・圧力抑制室プール水サージポンプ室高電導度廃液サンプ（5～7 号機
共用）・サービス建屋シャワードレンサンプ（同上）・廃棄物処理建屋高電導度廃液サンプ（6・7 号機共用）
・サービス建屋高電導度廃液サンプ（同上）・廃棄物処理建屋シャワードレンサンプ（同上）・サービス建屋シャワードレンサンプ（同上）・主要弁（種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）
・低電導度廃液系
・収集ポンプ（6・7 号機共用）
・通水ポンプ（同上）・サンプルポンプ（同上）・脱塩塔（同上）
・収集槽（同上）
・サンプル槽（同上）・ろ過器（同上）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）
・高伝導度廃液系
・濃縮装置加熱器（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、伝熱
面積、主要寸法、材料及び個数）

3-103

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
・濃縮装置復水器（5～7 号機共用）
・濃縮装置蒸発缶（同上）・濃縮装置デミスタ（同上）・収集ポンプ（6・7 号機共用）
・濃縮装置循環ポンプ（同上）・蒸留水ポンプ（同上）・サンプルポンプ（同上）・貯留水ポンプ（5～7 号機共用）
・収集タンク（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び漏洩防止のための制御方法）
・蒸留水タンク（5～7 号機共用）
・サンプル槽（同上）・貯留槽（同上）
・脱塩塔（同上）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）
・シャワードレン系
・受ポンプ（6・7 号機共用）
・収集ポンプ（同上）・受タンク（同上）
・収集槽（同上）・ろ過器（同上）
・主配管（同上）
・洗濯廃液系
・シャワードレン系収集ポンプ（5～7 号機共用）
・シャワードレン系受ポンプ（同上）・シャワードレン系収集タンク（同上）・シャワードレン系受けタンク（同上）・シャワードレン系ろ過器（同上）・主配管（同上）
・圧力抑制室プール水排水系
・圧力抑制室プール水サージポンプ（5～7 号機共用）
・圧力抑制室プール水サージタンク（同上）・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（液体廃棄物処理設備）
・液体廃棄物処理設備（1～7 号機共用、5～7 号機共用、6・7 号機共用）

 堰その他設備に係る要目（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：放射性廃棄物の廃棄施設（堰その他の設備）に係る要目表
・原子炉建屋高電導度廃液系収集タンク室（5～7 号機共用）
・原子炉建屋高電導度廃液系脱塩塔室（同上）・原子炉建屋高電導度廃液系濃縮装置蒸発缶・加熱器室（同上）・廃棄物処理建屋高電導度廃液系収集タンク室（同上）・廃棄物処理建屋高電導度廃液系濃縮装置加熱器・蒸発缶室（同上）・廃棄物処理建屋高電導度廃液系脱塩塔室（同上）・廃棄物処理建屋低電導度廃液系脱塩塔室（6・7 号機共用）
・廃棄物処理建屋低電導度廃液系ろ過器室（同上）・原子炉建屋原子炉冷却材浄化系逆洗水受タンク室（堰の高さ、塗装の範囲、材料及び取付箇所）
・タービン建屋復水浄化系逆洗水受タンク室（同上）・廃棄物処理建屋（堰の高さ、塗装の範囲、材料及び取付箇所）
・タービン建屋（6・7 号機共用）
・補助建屋（1～7 号機共用、5～7 号機共用）
・原子炉建屋（5～7 号機共用、6・7 号機共用）
・サービス建屋（5～7 号機共用）
・圧力抑制室プール水サージタンクしゃへい壁内（5～7 号機共用）
・圧力抑制室プール水サージポンプ室高電導度廃液サンプピット（5～7 号機共用）
・サービス建屋シャワードレン系受タンク室（6・7 号機共用）

 原子炉格納容器本体外の廃棄物貯蔵設備又は廃棄物処理設備からの流体状の設計及び工事計画認可申請書

3-104

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説

放射性廃棄物の漏えいの検出装置又は自動警報装置の要目（設工認による）：放射性廃棄物の廃棄施設（流体状の放射性廃棄物の漏えいの検出装置又は自動警報装置）に係る要目表
・機械工作室除染廃液サンプのピット（1～7 号機共用）
・焼却炉建屋高電導度廃液サンプのピット（同上）・焼却炉建屋高電導度廃液サンプ（同上）・サービス建屋シャワードレンサンプのピット（5～7 号機共用）
・圧力抑制室プール水サージポンプ室高電導度廃液サンプのピット（同上）・原子炉建屋付属棟高電導度廃液サンプ（同上）・サービス建屋シャワードレンサンプ（同上）・圧力抑制室プール水サージタンク室（同上）・補助建屋地下 1 階（同上）・廃棄物処理建屋高電導度廃液サンプ（同上）・廃棄物処理建屋低電導度廃液サンプのピット（6・7 号機共用）
・廃棄物処理建屋シャワードレンサンプのピット（同上）・廃棄物処理建屋高電導度廃液サンプのピット（同上・サービス建屋高電導度廃液サンプのピット（同上）・サービス建屋シャワードレンサンプのピット（同上）・廃棄物処理建屋シャワードレンサンプ（同上）・サービス建屋シャワードレンサンプ（同上）・原子炉建屋低電導度廃液サンプ（種類、計測範囲、取付箇所及び個数）
・原子炉建屋高電導度廃液サンプ（同上）・タービン建屋低電導度廃液サンプ（同上）・タービン建屋高電導度廃液サンプ（同上） 主要機器の配置図、構造図及び系統図（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：放射性廃棄物の廃棄施設に係る機器の配置を明示した図面（堰その他の設備）：放射性廃棄物の廃棄施設の構造図（液体廃棄物処理設備）
・放射性ドレン移送系
・原子炉建屋低電導度廃液サンプポンプ
・原子炉建屋高電導度廃液サンプポンプ
・タービン建屋低電導度廃液サンプポンプ
・タービン建屋高電導度廃液サンプポンプ
・ドライウェル低電導度廃液サンプポンプ
・ドライウェル高電導度廃液サンプポンプ
・原子炉建屋低電導度廃液サンプ
・原子炉建屋高電導度廃液サンプ・タービン建屋低電導度廃液サンプ・タービン建屋高電導度廃液サンプ
・ドライウェル低電導度廃液サンプ
・ドライウェル高電導度廃液サンプ
・主要弁：放射性廃棄物の廃棄施設の構造図（堰その他の設備）
・廃棄物処理建屋：放射性廃棄物の廃棄施設の系統図（液体廃棄物処理設備）

 耐震重要度分類に応じた耐震性に関する説明（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：耐震性に関する説明書（放射性廃棄物の廃棄施設）
・放射性ドレン移送系
・原子炉建屋低電導度廃液サンプポンプ
・原子炉建屋高電導度廃液サンプポンプ
・タービン建屋低電導度廃液サンプポンプ
・タービン建屋高電導度廃液サンプポンプ
・ドライウェル低電導度廃液サンプポンプ
・ドライウェル高電導度廃液サンプポンプ
・原子炉建屋低電導度廃液サンプ
・原子炉建屋高電導度廃液サンプ・タービン建屋低電導度廃液サンプ・タービン建屋高電導度廃液サンプ

3-105

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
・主配弁
・主配管

 技術基準規則で分類されるクラスに応じた強度評価の内容（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：強度に関する説明書（放射性廃棄物の廃棄施設）
・放射性ドレン移送系
・原子炉建屋低電導度廃液サンプの強度計算書
・原子炉建屋高電導度廃液サンプの強度計算書
・タービン建屋低電導度廃液サンプの強度計算書
・タービン建屋高電導度廃液サンプの強度計算書
・主配管の強度計算書
・高伝導度廃液系
・主配管の強度計算書
・圧力抑制室プール水排水系
・主配管の強度計算書

 流体状の放射性廃棄物の漏えいの検出装置又は自動警報装置の構成、取付図

設計及び工事計画認可申請書：流体状の放射性廃棄物の漏えいの検出装置及び自動警報装置の検出器の取面、計測範囲、及び警報動作範囲に関する説明（設工認による）付箇所を明示した図面：流体状の放射性廃棄物の漏えいの検出及び警報に関する説明書《電極式レベルスイッチ（サンプピットの漏えい検出器）及びディス
プレーサー式レベルスイッチ（サンプ液位検出器）の構成、計測範
囲及び警報動作範囲について説明》 流体状の放射性廃棄物の漏えいの拡大防止能力及び施設外への漏えい防止能設計及び工事計画認可申請書：流体状の放射性廃棄物の漏えいの拡大防止能力及び施設外への漏えい防止力の説明（設工認による）能力についての計算書《原子炉格納容器本体外に設置される流体状の放射性廃棄物を内包する容器からの流体状の放射性廃棄物の漏えいの拡大を防止するために設置する施設の堰の高さ及び施設外への漏えいを防止するために施設する堰の高さの根拠を説明。また、これらの堰に関連する床及び壁の塗料の耐水性及び塗装範囲の妥当性を説明。》
 管理区域地下に施設する排水路並びに当該排水路に施設する排水監視設備及設計及び工事計画認可申請書：放射性物質により汚染するおそれがある管理区域並びにその地下に施設すび放射性物質を含む排水を安全に処理する設備の配置の概要示す図面（設工る排水路並びに当該排水路に施設する排水監視設備及び放射性物質

認による）を含む排水を安全に処理する設備の配置の概要を明示した図面
 液体廃棄物処理系の健全性を確認するために実施する試験検査について記載する。

 液体廃棄物処理系の健全性を確認する試験検査
設置許可申請書 添付書類八：[放射性廃棄物の廃棄施設]－[液体廃棄物処理系]－[試験検査]
その他
使用前検査及び定期事業者検査要領書を参照

 液体廃棄物処理系について、設計方針を満足する設計となっていることを記載する。

 液体廃棄物処理系に関する性能の評価
設置許可申請書 添付書類八：[放射性廃棄物の廃棄施設]－[液体廃棄物処理系]－[評価]3.7.3 固体廃棄物処理系

3.7.3 固体廃棄物処理系

 固体廃棄物処理系の構成を記載する。

 固体廃棄物処理系の構成
設置許可申請書 添付書類八：[放射性廃棄物の廃棄施設]－[固体廃棄物処理系及び固体廃棄物貯蔵庫]－[概要]【図】固体廃棄物処理系系統概要図

 固体廃棄物処理系の設計方針について、以下の項目を含めて記載する。

 固体廃棄物処理系の設計方針

 固体廃棄物の種類ごとの処理、貯蔵、保管、及び廃棄の考え方

設置許可申請書 添付書類八 従事者の被ばく抑制：[放射性廃棄物の廃棄施設]－[固体廃棄物処理系及び固体廃棄物貯蔵庫]

 廃棄物の漏えい防止－[設計方針] 貯蔵容量3-106

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説

 焼却時の監視 基本設計方針（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：放射性廃棄物の廃棄施設の基本設計方針、適用基準及び適用規格

 適用基準及び適用規格（設工認による） 固体廃棄物処理系の主要設備（以下の設備を含む）について、仕様及び概要を記載する。

 固体廃棄物処理系の主要設備の仕様及び概要
設置許可申請書 添付書類八：{[放射性廃棄物の廃棄施設]－[固体廃棄物処理系及び固体廃棄物貯蔵庫]}

・濃縮廃液系－[主要設備の仕様]・使用済樹脂系
・雑固体系【表】固体廃棄物処理系主要機器仕様

・固体廃棄物貯蔵庫【表】固体廃棄物貯蔵庫主要仕様：{同上}－[主要設備]【表】固体廃棄物処理系主要機器仕様【表】固体廃棄物貯蔵庫主要仕様

また、以下の項目について記載する。
 廃棄物貯蔵設備に係る主要設備の要目、また別途指定する項目について設定

設計及び工事計画認可申請書：放射性廃棄物の廃棄施設（固体廃棄物貯蔵設備）に係る要目表

根拠（設工認による）・原子炉冷却材浄化系粉末樹脂沈降分離槽（6・7 号機共用）
・使用済樹脂槽（同上）・固体廃棄物貯蔵庫（1～7 号機共用）
・濃縮廃液系
・濃縮廃液タンク（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数並びに漏えい防止のための制御方法）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（固体廃棄物貯蔵設備））
・固体廃棄物貯蔵設備（1～7 号機共用、6・7 号機共用）
 主要設備の要目、また別途指定する項目について設定根拠（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：放射性廃棄物の廃棄施設（固体廃棄物処理設備）に係る要目表
・廃スラッジ系
・原子炉冷却材浄化系逆洗水移送ポンプ（ポンプ：種類、容量、揚程、材料及び個数／原動機：種類、出力及び個数）
・復水浄化系逆洗水移送ポンプ（同上）・焼却炉建屋スラッジポンプ（1～7 号機共用）
・焼却炉建屋デカントポンプ（同上）・原子炉冷却材浄化系粉末樹脂沈降分離槽デカントポンプ（6・7 号機
共用）
・使用済樹脂槽デカントポンプ（同上）・スラッジ移送ポンプ（同上）・原子炉冷却材浄化系逆洗水受タンク（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数並びに漏えい防止のための制御方法）・復水浄化系逆洗水受タンク（種類、容量、最高使用圧力、最高使用
温度、主要寸法、材料及び個数並びに漏えい防止のための制御
方法）
・焼却炉建屋廃スラッジタンク（同上）・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）
・スラッジ脱水機（1～7 号機共用）・スラッジ供給機（同上）・濃縮廃液系
・濃縮廃液ポンプ（5～7 号機共用）
・濃縮廃液系ポンプ（同上）・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）
・固化系
・固化系復水器（5～7 号機共用）
・固化系乾燥機（同上）・固化系乾燥機給液ポンプ（同上）・固化系乾燥機給液タンク（同上）

3-107

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
・固化系ヘッドタンク（同上）・固化系粉体ホッパ（同上）・固化系混合槽（同上）・主配管（同上）・固化系ミストセパレータ（同上）・固化系粉体移送機（同上）・固化系粉体供給機（同上）・焼却系
・空気予熱器（1～7 号機共用）
・1 次セラミックフィルタ（同上）・2 次セラミックフィルタ（同上）・排ガスブロワ（同上）・排ガス補助ブロワ（同上）・焼却炉（同上）
・排気筒（同上）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（固体廃棄物処理設備）
・固体廃棄物処理設備（1～7 号機共用、5～7 号機共用、6・7 号機共用）

 堰その他設備に係る要目（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：放射性廃棄物の廃棄施設（堰その他の設備）に係る要目表
・原子炉建屋原子炉冷却材浄化系逆洗水受タンク室（堰の高さ、塗装の範囲、材料及び取付箇所）
・タービン建屋復水浄化系逆洗水受タンク室（同上）・焼却炉建屋スラッジタンク室（1～7 号機共用）
・原子炉建屋濃縮廃液タンク室（5～7 号機共用）
・原子炉建屋固化系乾燥機給液タンク室（同上）・原子炉建屋固化系ヘッドタンク室（同上）・廃棄物処理建屋濃縮廃液タンク室（同上） 原子炉格納容器本体外の廃棄物貯蔵設備又は廃棄物処理設備からの流体状の設計及び工事計画認可申請書：放射性廃棄物の廃棄施設（流体状の放射性廃棄物の漏えいの検出装置又は放射性廃棄物の漏えいの検出装置又は自動警報装置の要目（設工認による）自動警報装置）に係る要目
・原子炉冷却材浄化系逆洗水受タンク（種類、動作範囲、取付箇所及び個数）
・復水浄化系逆洗水受タンク（同上） 主要機器の配置図、構造図及び系統図（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：放射性廃棄物の廃棄施設の配置図（固体廃棄物処理設備）
・固体廃棄物処理設備（1～7 号機共用、5～7 号機共用、6・7 号機共用）：放射性廃棄物の廃棄施設の構造図（固体廃棄物処理設備）
・廃スラッジ系
・原子炉冷却材浄化系逆洗水移送ポンプ
・復水浄化系逆洗水移送ポンプ
・原子炉冷却材浄化系逆洗水受タンク
・復水浄化系逆洗水受タンク：放射性廃棄物の廃棄施設の系統図（固体廃棄物処理設備）

 耐震重要度分類に応じた耐震性に関する説明（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：耐震性に関する説明書（放射性廃棄物の廃棄施設）
・廃スラッジ系
・原子炉冷却材浄化系逆洗水移送ポンプ
・復水浄化系逆洗水移送ポンプ
・原子炉冷却材浄化系逆洗水受タンク
・復水浄化系逆洗水受タンク

 技術基準規則で分類されるクラスに応じた強度評価の内容（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：強度に関する説明書（放射性廃棄物の廃棄施設）
・廃スラッジ系
・原子炉冷却材浄化系逆洗水受タンクの強度計算書
・復水浄化系逆洗水受タンクの強度計算書

3-108

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
・主配管の強度計算書

 流体状の放射性廃棄物の漏えいの検出装置又は自動警報装置の構成、取付図

設計及び工事計画認可申請書：流体状の放射性廃棄物の漏えいの検出装置及び自動警報装置の検出器の取面、計測範囲、及び警報動作範囲に関する説明（設工認による）付箇所を明示した図面：流体状の放射性廃棄物の漏えいの検出及び警報に関する説明書《原子炉冷却材浄化系逆洗水受タンク及び復水浄化系逆洗水受タンク
漏えい検出装置の構成、計測範囲及び警報動作範囲について説明》 流体状の放射性廃棄物の漏えいの拡大防止能力及び施設外への漏えい防止能設計及び工事計画認可申請書：流体状の放射性廃棄物の漏えいの拡大防止能力及び施設外への漏えい防止力の説明（設工認による）能力についての計算書《原子炉格納容器本体外に設置される流体状の放射性廃棄物を内包する容器からの流体状の放射性廃棄物の漏えいの拡大を防止するために設置する施設の堰の高さ及び施設外への漏えいを防止するために施設する堰の高さの根拠を説明。また、これらの堰に関連する床及び壁の塗料の耐水性及び塗装範囲の妥当性を説明》
 固体廃棄物処理設備における放射性物質の散逸防止について説明（設工認に設計及び工事計画認可申請書：固体廃棄物処理設備（1～7 号機共用、5～7 号機共用、6・7 号機共用）よる）

 固体廃棄物処理系の健全性を確認するために実施する試験検査について記載する。

 固体廃棄物処理系の健全性を確認する試験検査
設置許可申請書 添付書類八：[放射性廃棄物の廃棄施設]－[固体廃棄物処理系及び固体廃棄物貯蔵庫]－[試験検査]その他
使用前検査及び定期事業者検査要領書を参照

 固体廃棄物処理系について、設計方針を満足する設計となっていることを記載する。

 固体廃棄物処理系に関する性能の評価
設置許可申請書 添付書類八：[放射性廃棄物の廃棄施設]－[固体廃棄物処理系及び固体廃棄物貯蔵庫]
－[評価]

3-109

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説

3.8 放射線管理施設

3.8 放射線管理施設

3.8.1 放射線管理設備

3.8.1 放射線管理設備(1) 通常運転時等(1) 通常運転時等

 放射線管理設備（通常運転時等）の構成及び機能を記載する。

 放射線管理設備（通常運転時等）の構成及び機能設置許可申請書 添付書類八：[放射線管理施設]－[放射線管理設備]－[通常運転時等]－[概要] 放射線管理設備について、以下の項目を含めて設計方針を記載する。
・出入管理、汚染管理、個人被ばく管理 放射線管理設備の設計方針
設置許可申請書 添付書類八・発電所内外の線量当量率･放射性物質濃度等の測定と監視：[放射線管理施設]－[放射線管理設備]－[通常運転時等]－[設計方針]

・中央制御室･緊急時対策所への通報や情報表示(電源確保、通信手段の多様性を含む)
・気象条件の測定及び記録
 基本設計方針（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：放射線管理施設の基本設計方針、適用基準及び適用規格

 適用基準及び適用規格（設工認による） 放射線管理設備の主要設備（以下の設備を含む）の仕様及び概要を記載する。
・出入管理関係設備（出入管理、汚染管理に係る設備を含む）

 放射線管理設備の主要設備の仕様及び概要
設置許可申請書 添付書類八：{[放射線管理施設]－[放射線管理設備]－[通常運転時等]}－[主要設備の仕様]

・試料分析関係設備【表】放射線管理設備の主要機器仕様

・放射線監視設備（プロセス放射線モニタリング、エリア放射線モニタリング、
環境モニタリング、放射線サーベイに係る設備を含む）：{同上}－[主要設備]

・個人管理用測定設備及び測定機器【図】プロセス放射線モニタ等配置図

・放射線計測器の校正設備
また、以下の項目について記載する。

設計及び工事計画認可申請書：放射線管理施設（放射線管理用計測装置（プロセスモニタリング設備））

 主要設備の要目（設工認による）に係る要目表・主蒸気管放射線モニタ（検出器の種類、計測範囲、警報動作範囲、取付箇所及び個数）
・格納容器内雰囲気放射線モニタ（D/W）（同上）・格納容器内雰囲気放射線モニタ（S/C）（同上）・燃料取替エリア排気放射線モニタ（同上）・原子炉区域換気空調系排気放射線モニタ（同上）・気体廃棄物処理系設備エリア排気放射線モニタ（同上）・排ガス放射線モニタ（検出器の種類、計測範囲、警報動作範囲及び取付箇所）
・排ガス線形放射線モニタ（同上）・グランド蒸気復水器及び復水器真空ポンプ排ガス放射線モニタ（同上）・非常用ガス処理系排ガス放射線モニタ（同上）・排気筒放射線モニタ（同上）・原子炉補機冷却水系放射線モニタ（同上）・ドライウェルドレン放射線モニタ（同上）・漏えい検出系ダスト放射線モニタ（同上）・焼却炉建屋排気筒放射線モニタ（1～7 号機共用）
・液体廃棄物処理系排水放射線モニタ（6・7 号機共用）：放射線管理施設（放射線管理用計測装置（エリアモニタリング設備））に係る要目表
・燃料貯蔵プールエリア放射線モニタ（検出器の種類、計測範囲、警報動作範囲、取付箇所及び個数）
・原子炉区域放射線モニタ（同上）・原子炉建屋放射線モニタ（同上）・タービン建屋放射線モニタ（同上）・コントロール建屋放射線モニタ（同上）・焼却炉建屋放射線モニタ（1～7 号機共用）
・廃棄物処理建屋放射線モニタ（6・7 号機共用）：放射線管理施設（放射線管理用計測装置（固定式周辺モニタリング設備））に係る要目表・モニタリングポスト（検出器の種類、計測範囲、警報動作範囲、取付箇所及び個数）

3-110

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説：放射線管理施設（放射線管理用計測装置（移動式周辺モニタリング設備））に係る要目表・空間ガンマ線測定装置（検出器の種類、計測範囲、警報動作範囲、取付箇所及び個数）・よう素測定装置（同上）・GM 係数装置（同上） 放射線管理用計測装置の構成、系統図、構造図、検出器取付図面、計測範囲

設計及び工事計画認可申請書

及び警報動作範囲（設工認による）：放射線管理用計測装置の構成に関する説明書並びに計測範囲及び警報動作範囲に関する説明書《上記要目表における放射線管理用計測装置の構成、計測範囲及び警報作動範囲を説明》：放射線管理施設の系統図（放射線管理用計測装置）：放射線管理施設の構造図（放射線管理用計測装置）
・格納容器内雰囲気放射線モニタ（D/W）
・格納容器内雰囲気放射線モニタ（S/C）：放射線管理用計測装置の検出器の取付箇所を明示した図面

 出入管理設備及び環境試料分析装置に関する説明（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：管理区域の出入管理設備及び環境試料分析装置に関する説明書《管理区域への出入を管理する出入管理設備並びに発電所及びその周辺における放射能監視のための環境放射能測定装置及び環境試料分析装置を説明》

 耐震重要度分類に応じた耐震性に関する説明（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：耐震性に関する説明書（放射線管理施設（プロセスモニタリング設備））
・主蒸気管放射線モニタ
・格納容器内雰囲気放射線モニタ（D/W）
・格納容器内雰囲気放射線モニタ（S/C）
・燃料取替エリア排気放射線モニタ
・原子炉区域換気空調系排気放射線モニタ

 放射線管理設備の健全性を確認するために実施する試験検査について記載する。

 放射線管理設備の健全性を確認する試験検査
設置許可申請書 添付書類八：[放射線管理施設]－[放射線管理設備]－[通常運転時等]－[試験検査]
その他
使用前検査及び定期事業者検査要領書を参照

 放射線管理設備について、設計方針を満足する設計となっていることを記載する。

 放射線管理設備に関する性能の評価
設置許可申請書 添付書類八：[放射線管理施設]－[放射線管理設備]－[通常運転時等]－[評価](2) 重大事故等時(2) 重大事故等時

 放射線管理設備設備（重大事故等時）の構成及び機能を記載する。

 放射線管理設備（重大事故等時）の構成及び機能設置許可申請書 添付書類八：[放射線管理施設]－[放射線管理設備]－[重大事故等時]－[概要]【図】可搬型モニタリングポストの保管場所及び設置場所図【図】可搬型放射線計測器の保管場所及び使用場所図【図】小型船舶（海上モニタリング用）の保管場所及び使用場所図【図】可搬型気象観測装置の保管場所及び設置場所図【図】モニタリング・ポスト用発電機の設置場所図

 放射線管理設備（重大事故等時）について、以下の項目を含めて設計方針を記載する。

 放射線管理設備（重大事故等時）の設計方針
設置許可申請書 添付書類八 放射性物質の濃度及び放射線量の測定：[放射線管理施設]－[放射線管理設備]－[重大事故等時]－[設計方針]

 気象条件の測定
 モニタリングポストの代替交流電源
 使用済燃料プールの状態監視
 原子炉格納容器内の状態監視
 格納容器圧力逃がし装置等の状態監視

3-111

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説

 緊急時対策所の放射線量の測定
 多様性、位置的分散
 悪影響防止 共用の禁止
 容量等
 環境条件等
 操作性の確保
 基本設計方針（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：放射線管理施設の基本設計方針、適用基準及び適用規格

 適用基準及び適用規格（設工認による） 放射線管理設備（重大事故等時）の主要設備の仕様を記載する。また、以下の項目について記載する。

 放射線管理設備（重大事故等時）の主要設備の仕様
設置許可申請書 添付書類八：[放射線管理施設]－[放射線管理設備]－[重大事故等時]－[主要設備及び仕様]【表】放射線管理設備(重大事故等時)の主要機器仕様

 主要設備の要目（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：放射線管理施設（放射線管理用計測装置（プロセスモニタリング設備））に係る要目表・格納容器内雰囲気放射線モニタ（D/W）（検出器の種類、計測範囲、警報動作範囲、取付箇所及び個数）
・格納容器内雰囲気放射線モニタ（S/C）（同上）・フィルタ装置出口放射線モニタ（同上）・耐圧強化ベント系放射線モニタ（同上）：放射線管理施設（放射線管理用計測装置（エリアモニタリング設備））に係る要目表
・可搬型エリアモニタ（検出器の種類、計測範囲、警報動作範囲、取付箇所及び個数）・使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（低レンジ、高レンジ）（同上）：放射線管理施設（放射線管理用計測装置（移動式周辺モニタリング設備））に係る要目表・可搬型モニタリングポスト（検出器の種類、計測範囲、警報動作範
囲、個数及び取付箇所）
・電離箱サーベイメータ（同上）・GM 汚染サーベイメータ（同上）・ZnS シンチレーションサーベイメータ（同上）・NaI シンチレーションサーベイメータ（同上）：その他発電用原子炉の附属施設（非常用電源設備（非常用発電装置））に係る要目表
・監視測定設備用電源設備
・モニタリングポスト用発電機（常用電源設備との切替方法）
・モニタリングポスト用発電機用内燃機関（機関：種類、出力、回転速度、燃料の種類及び使用量、個数並びに取付箇所／過給機：
種類、出口の圧力、回転速度、個数及び取付箇所）
・モニタリングポスト用発電機用調速装置及び非常調速装置（種類）・モニタリングポスト用発電機用機関付冷却水ポンプ（種類、容量、個数及び取付箇所）
・モニタリングポスト用発電機用燃料タンク（種類、容量、最高使用
圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・軽油タンク（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・可搬型タンクローリ（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）
・可搬型タンクローリ給油ライン接続用ホース（最高使用圧力、最高
使用温度、外径、厚さ、材料、個数及び取付箇所）
・モニタリングポスト用発電機（種類、容量、主要寸法、力率、電圧、相、周波数、回転速度、結線法、冷却方法、個数及び取付箇所）
・モニタリングポスト用発電機用励磁装置（種類、容量、個数及び取付箇所）
・モニタリングポスト用発電機用保護継電装置（種類）

3-112

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
・モニタリングポスト用発電機（原動機との連結方法）

 放射線管理用計測装置の構成、系統図、構造図、検出器取付図面、計測範囲

設計及び工事計画認可申請書：放射線管理用計測装置の構成に関する説明書並びに計測範囲及び警報動作

及び警報動作範囲（設工認による）範囲に関する説明書《重大事故等対処設備に関する放射線管理用計測装置についての説明を含む》：非常用電源設備に係る機器の配置を明示した図面（監視測定設備用電源設備）：放射線管理施設の系統図（放射線管理用計測装置）：非常用電源設備の系統図（監視測定設備用電源設備）（重大事故等対処設備）：放射線管理施設の構造図（放射線管理用計測装置（プロセスモニタリング設
備））・格納容器内雰囲気放射線モニタ（D/W）
・格納容器内雰囲気放射線モニタ（S/C）
・フィルタ装置出口放射線モニタ
・耐圧強化ベント系放射線モニタ：放射線管理施設の構造図（放射線管理用計測装置（エリアモニタリング設備））
・可搬型エリアモニタ
・使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（低レンジ、高レンジ）：放射線管理施設の構造図（放射線管理用計測装置（移動式周辺モニタリング
設備））
・可搬型モニタリングポスト
・電離箱サーベイメータ
・GM 汚染サーベイメータ
・ZnS シンチレーションサーベイメータ
・NaI シンチレーションサーベイメータ：非常用電源設備の構造図（監視測定設備用電源設備）
・モニタリングポスト用発電機用内燃機関
・モニタリングポスト用発電機用調速装置及び非常調速装置
・モニタリングポスト用発電機用機関付冷却水ポンプ・モニタリングポスト用発電機用燃料タンク
・軽油タンク
・可搬型タンクローリ
・モニタリングポスト用発電機
・モニタリングポスト用発電機用励磁装置
・モニタリングポスト用発電機用保護継電装置：放射線管理用計測装置の検出器の取付箇所を明示した図面
 出入管理設備及び環境試料分析装置に関する説明（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：管理区域の出入管理設備及び環境試料分析装置に関する説明書《重大事故等時に使用する出入管理設備、可搬型放射能測定装置及び環境試料分析装置についての説明を含む》

 耐震重要度分類に応じた耐震性に関する説明（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：耐震性に関する説明書（放射線管理施設（プロセスモニタリング設備））
・格納容器内雰囲気放射線モニタ（D/W）
・格納容器内雰囲気放射線モニタ（S/C）
・フィルタ装置出口放射線モニタ
・耐圧強化ベント系放射線モニタ：耐震性に関する説明書（放射線管理施設（エリアモニタリング設備））
・使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ：耐震性に関する説明書（非常用電源設備（監視測定設備用電源設備））
・軽油タンク 環境測定装置のうち可搬型気象観測装置の構造図及び取付箇所（設工認によ

設計及び工事計画認可申請書：環境測定装置（可搬型気象観測装置）の構造図

る）：環境測定装置の取付箇所を明示した図面（可搬型気象観測装置）
 放射線管理設備(重大事故等時)の試験可能性に係る設計上の考慮、及び健全性を確認するために実施する試験検査について記載する。

 放射線管理設備(重大事故等時)の試験可能性に係る設計上の考慮、及び健全性を確認する試験検査設置許可申請書 添付書類八

3-113

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説：[放射線管理施設]－[放射線管理設備]－[重大事故等時]－[試験検査]

3.8.2 換気空調設備

3.8.2 換気空調設備

 換気空調設備の構成及び機能を記載する。

 換気空調設備の構成及び機能設置許可申請書 添付書類八：[放射線管理施設]－[換気空調設備]－[概要] 換気空調設備について、以下の項目を含めて設計方針を記載する。

 換気設備の設計方針

 換気の考え方

設置許可申請書 添付書類八 主要な系統の容量及び台数：[放射線管理施設]－[換気空調設備]－[設計方針]

 フィルタの点検及び交換
 基本設計方針（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：放射線管理施設の基本設計方針、適用基準及び適用規格

 適用基準及び適用規格（設工認による）

 換気設備の主要設備の仕様及び概要

 換気空調設備の主要設備（以下の設備を含む）の仕様及び概要を記載する。

設置許可申請書 添付書類八・原子炉・タービン区域換気空調系：{[放射線管理施設]－[換気空調設備]}－[主要設備の仕様]

・中央制御室換気空調系【表】換気空調設備の主要機器仕様

・ドライウェル内ガス冷却装置
・緊急時対策所換気空調設備：{同上}－[主要設備]

また、以下の項目について記載する。

【図】原子炉・タービン区域換気空調系系統概要図

 安全機能に係る制御及び運転モードを含む【図】中央制御室換気空調系系統概要図【図】廃棄物処理建屋換気空調系系統概要図【図】固体廃棄物処理建屋換気空調系系統概要図
 主要設備の要目、また別途指定する項目についての設定根拠（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：放射線管理施設（換気設備）に係る要目表
・中央制御室換気空調系
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）
・送風機（送風機：種類、容量、主要寸法、個数及び取付箇所／原動機：種類、出力、個数及び取付箇所／設計上の空気の流入率）
・再循環送風機（同上）・排風機（同上）
・再循環フィルタ装置（種類、効率、主要寸法、個数及び取付箇所）
・中央制御室陽圧化換気空調系
・可搬型陽圧化空調機用仮設ダクト（最高使用圧力、最高使用温度、
外径、厚さ、材料、個数及び取付箇所）
・可搬型陽圧化空調機（ファン）（送風機：種類、容量、主要寸法、個数及び取付箇所／原動機：種類、出力、個数及び取付箇所／
設計上の空気の流入率）
・可搬型陽圧化空調機（フィルタユニット）（種類、効率、主要寸法、個数及び取付箇所）
・中央制御室待避室陽圧化換気空調系
・可搬型陽圧化装置（空気ボンベ）（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）
・可搬型陽圧化装置（配管）ボンベ接続管（最高使用圧力、最高使用
温度、外径、厚さ、材料、個数及び取付箇所）
・可搬型陽圧化装置（配管）用ホース（同上）・緊急時対策所換気空調系
・緊急時対策所（対策本部、待機場所）陽圧化装置（空気ボンベ）（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）
・緊急時対策所（対策本部、待機場所）可搬型陽圧化空調機用仮設ダクト（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ、材料、個数
及び取付箇所）・緊急時対策所（対策本部、待機場所）可搬型陽圧化装置（配管）ボンベ接続管（同上）
・緊急時対策所（対策本部、待機場所）可搬型陽圧化装置（配管）用

3-114

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
ホース（同上）・緊急時対策所（対策本部、待機場所）可搬型陽圧化空調機（ファン）（送風機：種類、容量、主要寸法、個数及び取付箇所／原動機：
種類、出力、個数及び取付箇所／設計上の空気の流入率）
・緊急時対策所（対策本部）可搬型外気取入送風機（同上）・緊急時対策所（対策本部、待機場所）可搬型陽圧化空調器（フィルタユニット）（種類、効率、主要寸法、個数及び取付箇所）
・原子炉区域・タービン区域換気空調系
・送風機（送風機：種類、容量、主要寸法、個数及び取付箇所／原動機：種類、出力、個数及び取付箇所／設計上の空気の流入率）
・排風機（同上）・パージ用排風機（同上）・廃棄物処理建屋換気空調系
・送風機（6・7 号機共用）
・排風機（6・7 号機共用）
・サービス建屋換気空調系（ホットラボ区域）
・ホットラボ送風機（6・7 号機共用）
・ホットラボ排風機（6・7 号機共用）
・焼却炉建屋換気空調系
・I/B 送風機（1～7 号機共用）
・I/B 排風機（1～7 号機共用）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（換気設備）
・中央制御室換気空調系
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度及び外径）・送風機（容量、原動機出力及び個数）
・再循環送風機（同上）・排風機（容量、原動機出力及び個数）
・再循環フィルタ装置（種類、効率及び個数）
・中央制御室陽圧化換気空調系
・可搬型陽圧化空調機用仮設ダクト（最高使用圧力、最高使用温度、
外径及び個数）・可搬型陽圧化空調器（ファン）（容量、原動機出力及び個数）
・可搬型陽圧化空調器（フィルタユニット）（種類、効率及び個数）
・中央制御室待避室陽圧化換気空調系
・可搬型陽圧化装置（空気ボンベ）（容量、最高使用圧力、最高使用
温度及び個数）・主配管（最高使用圧力、最高使用温度及び外径）・可搬型陽圧化装置（配管）ボンベ接続管（最高使用圧力、最高使用
温度、外径及び個数）
・可搬型陽圧化装置（配管）用ホース（同上）・緊急時対策所換気空調系
・緊急時対策所（対策本部、待機場所）陽圧化装置（空気ボンベ）（容量、最高使用圧力、最高使用温度及び個数）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度及び外径）・緊急時対策所（対策本部、待機場所）可搬型陽圧化空調機用仮設ダクト（最高使用圧力、最高使用温度、外径及び個数）
・緊急時対策所（対策本部、待機場所）可搬型陽圧化装置（配管）ボンベ接続管（同上）
・緊急時対策所（対策本部、待機場所）可搬型陽圧化装置（配管）用ホース（同上）・緊急時対策所（対策本部、待機場所）可搬型陽圧化空調器（ファン）（容量、原動機出力及び個数）
・緊急時対策所（対策本部）可搬型外気取入送風機（ファン）（同上）
・緊急時対策所（対策本部、待機場所）可搬型陽圧化空調器（フィルタユニット）（種類、効率及び個数）

 配置図、系統図、及び構造図（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：放射線管理施設に係る機器の配置を明示した図面（換気設備）：放放射線管理施設の系統図（換気設備）（設計基準対象施設、重大事故等対
処設備）

3-115

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説：放射線管理施設の構造図（換気設備）
・中央制御室換気空調系
・送風機
・再循環送風機・排風機・再循環フィルタ装置
・中央制御室陽圧化換気空調系
・可搬型陽圧化空調機（ファン）・可搬型陽圧化空調機（フィルタユニット）・中央制御室待避室陽圧化換気空調系
・可搬型陽圧化装置（空気ボンベ）
・緊急時対策所換気空調系
・緊急時対策所（対策本部、待機場所）陽圧化装置（空気ボンベ）
・緊急時対策所（対策本部、待機場所）可搬型陽圧化空調機（ファン）・緊急時対策所（対策本部）可搬型外気取入送風機
・緊急時対策所（対策本部、待機場所）可搬型陽圧化空調機（フィルタユニット）

 耐震重要度分類に応じた耐震性に関する説明（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：耐震性に関する説明書（放射線管理施設）
・中央制御室換気空調系
・主配管
・送風機
・再循環送風機・排風機・再循環フィルタ装置
・中央制御室待避室陽圧化換気空調系
・主配管
・緊急時対策所換気空調系
・主配管

 技術基準規則で分類されるクラスに応じた強度評価の内容（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：強度に関する説明書（放射線管理施設）（重大事故等クラス２管）
・中央制御室待避室陽圧化換気空調系
・主配管の基本板厚計算書
・主配管の応力計算書
・緊急時対策所換気空調系
・主配管の基本板厚計算書
・主配管の応力計算書（重大事故等クラス 3 容器）
・中央制御室待避室陽圧化換気空調系
・可搬型陽圧化装置（空気ボンベ）の強度計算書
・緊急時対策所換気空調系
・緊急時対策所（対策本部、待機場所）陽圧化装置（空気ボンベ）の
強度計算書（重大事故等クラス 3 管）・中央制御室陽圧化換気空調系
・可搬型陽圧化空調機用仮設ダクトの強度計算書
・中央制御室待避室陽圧化換気空調系
・可搬型陽圧化装置（配管）ボンベ接続管の強度計算書
・可搬型陽圧化装置（配管）用ホースの強度計算書
・緊急時対策所換気空調系
・緊急時対策所（対策本部、待機場所）可搬型陽圧化空調機用仮設ダ
クトの強度計算書
・緊急時対策所（対策本部、待機場所）可搬型陽圧化装置（配管）ボンベ接続管の強度計算書
・緊急時対策所（対策本部、待機場所）可搬型陽圧化装置（配管）用ホースの強度計算書

 換気空調設備の健全性を確認するために実施する試験検査について記載する。

 換気空調設備の健全性を確認する試験検査

3-116

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
設置許可申請書 添付書類八：[放射線管理施設]－[換気空調設備]－[試験検査]
その他
使用前検査及び定期事業者検査要領書を参照

 換気空調設備について、設計方針を満足する設計となっていることを記載する。

 換気空調設備に関する性能の評価
設置許可申請書 添付書類八：[放射線管理施設]－[換気空調設備]－[評価]3.8.3 遮蔽設備

3.8.3 遮蔽設備

 遮蔽設備の構成及び機能を記載する。

 遮蔽設備の構成及び機能設置許可申請書 添付書類八：[放射線管理施設]－[遮蔽設備]－[概要] 遮蔽設備について、以下の項目を含めて設計方針を記載する。
 通常運転時及び事故時における一般公衆及び従事者に対する線量及び線量限 遮蔽設備の設計方針
設置許可申請書 添付書類八：[放射線管理施設]－[遮蔽設備]－[設計方針]度に係る法令等の遵守【図】遮蔽設計区分概要図

 建屋内の遮蔽設計区分及びその考え方【図】固体廃棄物処理建屋遮蔽設計区分概要図
 基本設計方針（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：放射線管理施設の基本設計方針、適用基準及び適用規格

 適用基準及び適用規格（設工認による）
 遮蔽設備（放射線防護具類を含む）の主要設備の仕様、及び概要を記載する。また、以下の項目について記載する。

 遮蔽設備の主要設備の仕様、及び概要
設置許可申請書 添付書類八：{[放射線管理施設]－[遮蔽設備]}－[主要設備の仕様]【表】遮蔽設備の主要機器仕様：{同上}－[主要設備]【図】原子炉建屋内遮蔽配置図

 主要設備の要目（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：放射線管理施設（生体遮蔽装置）に係る要目表
・一次遮蔽壁（ドライウェル外側壁）（種類、主要寸法、冷却方法及び材料）
・二次遮蔽壁（同上）・補助遮蔽（同上）・補助遮蔽（タービン建屋）（同上）・フィルタベント遮蔽壁（同上）・配管遮蔽（同上）・中央制御室遮蔽（同上）・中央制御室待避室遮蔽（同上）・中央制御室待避室遮蔽（可搬型）（主要寸法、個数、冷却方法、材料及び取付箇所）・原子炉遮蔽壁（種類、主要寸法、冷却方法及び材料）
・緊急時対策所（対策本部、待機場所）遮蔽（同上）・緊急時対策所（待機場所）室内遮蔽（同上） 生体遮蔽装置に係る配置図及び構造図（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：放射線管理施設に係る機器の配置を明示した図面（生体遮蔽装置）：放射線管理施設の構造図（生体遮蔽装置）
・一次遮蔽壁
・二次遮蔽壁・補助遮蔽・補助遮蔽（タービン建屋）
・フィルタベント遮蔽壁
・配管遮蔽・中央制御室遮蔽・中央制御室待避室遮蔽・中央制御室待避室遮蔽（可搬型）

3-117

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
・原子炉遮蔽壁
・緊急時対策所（対策本部、待機場所）遮蔽・緊急時対策所（待機場所）室内遮蔽

 耐震重要度分類に応じた耐震性に関する説明（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：耐震性に関する説明書（放射線管理施設）
・二次遮蔽壁・補助遮蔽・フィルタベント遮蔽壁
・配管遮蔽・中央制御室遮蔽・中央制御室待避室遮蔽
・原子炉遮蔽壁
・緊急時対策所（対策本部、待機場所）遮蔽・緊急時対策所（待機場所）室内遮蔽

 生体遮蔽装置について、その設計、放射線の遮蔽及び熱除去についての計算

設計及び工事計画認可申請書：生体遮蔽装置の放射線の遮蔽及び熱除去についての計算書の内容（設工認による）《重大事故等時において中央制御室及び緊急時対策所の居住性を確保するために設置する遮蔽の設計、評価結果の説明を含む》：生体しゃへい装置の放射線のしゃへい及び熱除去についての計算書
 遮蔽設備の試験可能性に係る設計上の考慮、及び健全性を確認するために実施す
る試験検査について記載する。

 遮蔽設備の試験可能性に係る設計上の考慮、及び健全性を確認する試験検査
設置許可申請書 添付書類八：[放射線管理施設]－[遮蔽設備]－[試験検査]
その他
使用前検査及び定期事業者検査要領書を参照

 遮蔽設備について、設計方針を満足する設計となっていることを記載する。

 遮蔽設備に関する性能の評価
設置許可申請書 添付書類八：[放射線管理施設]－[遮蔽設備]－[評価]

3-118

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説

3.9 原子炉格納施設

3.9 原子炉格納施設

3.9.1-1 原子炉格納施設（通常運転時等）

3.9.1-1 原子炉格納施設（通常運転時等）

 原子炉格納施設の構成、概要及び機能を記載する。

 原子炉格納施設の構成、概要及び機能設置許可申請書 添付書類八：[原子炉格納施設]－[原子炉格納施設]－[通常運転時等]－[概要] 原子炉格納施設について、以下の項目を含めて設計方針を記載する。
 圧力抑制 原子炉格納施設の設計方針
設置許可申請書 添付書類八 耐圧・耐熱性：[原子炉格納施設]－[原子炉格納施設]－[通常運転時等]－[設計方針]

 気密性
 構造強度 冷却能力 防爆能力 よう素除去能力
 隔離弁
 非延性破壊の防止
 配管破断防護
 動荷重に対する強度
 単一故障と非常用電源
 試験可能性 基本設計方針（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：原子炉格納施設の基本設計方針、適用基準及び適用規格

 適用基準及び適用規格（設工認による）
 原子炉格納施設の主要設備の仕様及び概要を記載する。また、以下の項目について記載する。

 原子炉格納施設の主要設備の仕様及び概要
設置許可申請書 添付書類八：{[原子炉格納施設]－[原子炉格納施設]－[通常運転時等]}－[主要設備の仕様]【表】一次格納施設主要仕様【表】原子炉格納容器内ガス濃度制御系主要仕様【表】格納容器スプレイ・ヘッダ主要仕様【表】非常用ガス処理系主要仕様：{同上}－[主要設備]【図】原子炉格納施設構造概要図

 主要設備の要目、また別途指定する項目についての設定根拠（設工認によ

設計及び工事計画認可申請書

る）：原子炉格納施設（原子炉格納容器）に係る要目表
・原子炉格納容器（種類、最高使用圧力、最高使用温度、設計漏えい率、主要寸法、材料及び個数）・ドライウェル機器搬入用ハッチ（最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数）
・サプレッションチェンバ出入口（同上）・ドライウェル所員用エアロック（同上）・原子炉格納容器配管貫通部（貫通部番号、種類、個数、最高使用圧
力、最高使用温度、構成、主要寸法及び材料）
・電気配線貫通部（同上）：原子炉格納施設（圧力低減設備その他の安全設備）に係る要目表
・真空破壊弁（種類、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所）
・ダイヤフラムフロア（種類、設計差圧、主要寸法及び材料）
・ベント管（種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉格納容器）
・原子炉格納容器（最高使用圧力、最高使用温度、設計漏えい率及び個数）・ドライウェル機器搬入用ハッチ（最高使用圧力、最高使用温度及び個数）
・サプレッションチェンバ出入口（同上）・ドライウェル所員用エアロック（同上）・原子炉格納容器配管貫通部（最高使用圧力、最高使用温度、外径、

3-119

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
構成及び個数）・電気配線貫通部（同上）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（圧力低減設備その他の安全設備）
・真空破壊弁（個数）・ベント管（最高使用圧力、最高使用温度及び個数）

 主要機器の配置図、構造図及び系統図（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：原子炉格納施設に係る機器の配置を明示した図面（原子炉格納容器、圧力低減装置その他の安全設備）：原子炉格納施設の構造図（原子炉格納容器、圧力低減装置その他の安全設備）
・原子炉格納容器
・ドライウェル機器搬入用ハッチ
・サプレッションチェンバ出入口
・ドライウェル所員用エアロック
・原子炉格納容器配管貫通部
・電気配線貫通部
・真空破壊弁・ダイヤフラムフロア
・ベント管

 耐震重要度分類に応じた耐震性に関する説明（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：耐震性に関する説明書（原子炉格納施設）
・原子炉格納容器
・ドライウェル機器搬入用ハッチ
・サプレッションチェンバ出入口
・ドライウェル所員用エアロック
・原子炉格納容器配管貫通部
・電気配線貫通部
・真空破壊弁・ダイヤフラムフロア
・ベント管

 技術基準規則で分類されるクラスに応じた強度評価の内容（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：強度に関する説明書（原子炉格納施設）
・原子炉格納容器の基本板厚計算書
・原子炉格納容器の強度計算書
・ドライウェル機器搬入用ハッチの強度計算書
・ドライウェル所員用エアロックの強度計算書
・原子炉格納容器配管貫通部の基本板厚計算書
・原子炉格納容器配管貫通部の強度計算書
・電気配線貫通部の基本板厚計算書
・電気配線貫通部の強度計算書
・ダイヤフラムフロアの強度計算書
・ベント管の基本板厚計算書
・ベント管の強度計算書

3.9.1-1(1)一次格納施設

3.9.1-1(1)一次格納施設（a）原子炉格納容器（a）原子炉格納容器

 原子炉格納容器について、概要、構造、及び以下の項目を含めて設計上の考慮事項を記載する。

 原子炉格納容器の概要、構造、設計上の考慮事項
設置許可申請書 添付書類八 原子炉格納容器本体：[原子炉格納施設]－[原子炉格納施設]－[通常運転時等]－[主要設備]

 ダイヤフラム・フロア及びベント管－[一次格納施設]－[原子炉格納容器]

 真空破壊装置
 原子炉格納容器貫通部
 隔離弁（一般方針（閉鎖時間の考え方、水撃等に対する考慮を含む），特別

追加記載事項設計等）：隔離弁閉鎖時間の考え方について記載する。(補足資料１-⑨)
追加記載事項：水撃等に対する考慮について記載する。(補足資料１-⑩)

 その他の原子炉格納容器内主要構造物

3-120

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン
 原子炉格納施設の設計条件（設工認による）

JSAR ガイドライン解説
設計及び工事計画認可申請書：原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

 原子炉格納施設基礎部の強度評価結果、基礎の図面（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：原子炉格納施設の基礎に関する説明書：原子炉格納施設の基礎の状況を明示した図面（b）格納容器内ガス濃度制御系
 格納容器内ガス濃度制御系の構成，概要及び仕様を記載する（b）格納容器内ガス濃度制御系
 格納容器内ガス濃度制御系の構成，概要及び仕様
設置許可申請書 添付書類八：[原子炉格納施設]－[原子炉格納施設]－[通常運転時等]－[主要設備]－[一次格納施設]－[格納容器内ガス濃度制御系]【表】原子炉格納容器内ガス濃度制御系主要仕様（b-1）可燃性ガス濃度制御系
 可燃性ガス濃度制御系の概要について，以下の項目を含めて記載する。
 構成(系統概要図を含む)（b-1）可燃性ガス濃度制御系
 可燃性ガス濃度制御系の概要
設置許可申請書 添付書類八 系統機能発揮までの時間：[原子炉格納施設]－[原子炉格納施設]－[通常運転時等]－[主要設備]

 系統の機能－[一次格納施設]－[格納容器内ガス濃度制御系]

 電源－[可燃性ガス濃度制御系]

 事故後の原子炉格納容器内の水素及び酸素濃度の制御能力
 主要設備の要目、また別途指定する項目についての設定根拠（設工認によ【図】可燃性ガス濃度制御系系統概要図
設計及び工事計画認可申請書：原子炉格納施設（圧力低減設備その他の安全設備（可燃性ガス濃度制御設る）備））に係る要目表
・可燃性ガス濃度制御系
・再結合装置加熱器（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・逃がし弁（種類、吹出圧力、吹出量、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所）
・主要弁（種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）
・再結合装置ブロワ（ブロワ：種類、容量、主要寸法、個数及び取付箇所／原動機：種類、出力、個数及び取付箇所）
・再結合装置（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、再結合効率、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・再結合装置内配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（圧力低減設備その他の安全設備（可燃性ガス濃度制御設備）））
・可燃性ガス濃度制御系
・再結合装置加熱器（個数）・逃がし弁（吹出圧力及び個数）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度及び外径）・再結合装置ブロワ（個数）・再結合装置（同上） 主要設備の配置図、構造図及び系統図（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：原子炉格納施設に係る機器の配置を明示した図面（圧力低減設備その他の安全設備（可燃性ガス濃度制御設備））：原子炉格納施設の構造図（可燃性ガス濃度制御設備）
・可燃性ガス濃度制御系
・ 逃がし弁・再結合装置ブロワ
・再結合装置：原子炉格納施設の系統図（可燃性ガス濃度制御設備）（設計基準対象施設）

 耐震重要度分類に応じた耐震性に関する説明（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：耐震性に関する説明書（原子炉格納施設）

3-121

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
・可燃性ガス濃度制御系
・主配管

 技術基準規則で分類されるクラスに応じた強度評価の内容（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：強度に関する説明書（原子炉格納施設）
・可燃性ガス濃度制御系
・主配管の強度計算書

 安全弁及び逃がし弁の吹出量計算書（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：安全弁及び逃がし弁の吹出量計算書（原子炉格納施設）《逃がし弁について設計基準対象施設として必要となる吹出量の設定
根拠を説明し、吹出量の妥当性を確認》（b-2）不活性ガス系（b-2）不活性ガス系

 不活性ガス系の概要について，以下の項目を含めて記載する。

 不活性ガス系の概要

 通常運転時の原子炉格納容器内の酸素濃度の制御能力設置許可申請書 添付書類八 窒素ガスの充填及び補給方法：[原子炉格納施設]－[原子炉格納施設]－[通常運転時等]－[主要設備]－[一次格納施設]－[格納容器内ガス濃度制御系]－[不活性ガス系]

 主要設備の要目、また別途指定する項目についての設定根拠（設工認によ

設計及び工事計画認可申請書：原子炉格納施設（圧力低減設備その他の安全設備（原子炉格納容器調気設る）備））に係る要目表
・不活性ガス系
・液化窒素貯槽（5～7 号機共用）
・主要弁（種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（圧力低減設備その他の安全設備（原子炉格納容器調気設備））
・不活性ガス系
・主要弁（最高使用圧力、最高使用温度及び個数）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度及び外径）
 主要設備の配置図、構造図及び系統図（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：原子炉格納施設に係る機器の配置を明示した図面（圧力低減設備その他の安全設備(原子炉格納容器調気設備)）：原子炉格納施設の構造図（原子炉格納容器調気設備）
・不活性ガス系
・主要弁：原子炉格納施設の系統図（原子炉格納容器調気設備)）（設計基準対象施設）

 耐震重要度分類に応じた耐震性に関する説明（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：耐震性に関する説明書（原子炉格納施設）
・不活性ガス系
・主配管

 技術基準規則で分類されるクラスに応じた強度評価の内容（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：強度に関する説明書（原子炉格納施設）
・不活性ガス系
・主要弁の強度計算書
・主配管の強度計算書（c）格納容器スプレイ冷却系
 格納容器スプレイ冷却系の構成及び機能を記載する。

（c）格納容器スプレイ冷却系
 格納容器スプレイ冷却系の構成及び機能設置許可申請書 添付書類八：[原子炉格納施設]－[原子炉格納施設]－[通常運転時等]－[主要設備]－[一次格納施設]－[格納容器スプレイ冷却系]【図】残留熱除去系格納容器スプレイ冷却モード系統概要図

 格納容器スプレイ冷却系について、以下の項目を含めて設計方針を記載する。

 格納容器スプレイ冷却系の設計方針

3-122

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
設置許可申請書 添付書類八：[原子炉格納施設]－[原子炉格納施設]－[通常運転時等]－[主要設備]－[一次格納施設]－[格納容器スプレイ冷却系]

 基本設計方針（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：原子炉格納施設の基本設計方針、適用基準及び適用規格

 適用基準及び適用規格（設工認による）
 格納容器スプレイ冷却系の仕様及び概要(以下の設備を含む)を記載する。

 格納容器スプレイ冷却系の仕様及び概要

・格納容器スプレイ冷却ポンプ設置許可申請書 添付書類八・熱交換器：[原子炉格納施設]－[原子炉格納施設]－[通常運転時等]－[主要設備]－[一次格納施設]－[格納容器スプレイ冷却系]

・格納容器スプレイ・ヘッダ【表】格納容器スプレイ・ヘッダ主要仕様
また、以下の項目について記載する。
 主要設備の要目、また別途指定する項目についての設定根拠（設工認によ

設計及び工事計画認可申請書：原子炉格納施設（圧力低減設備その他の安全設備（原子炉格納容器安全設る）備））に係る要目表
・格納容器スプレイ冷却系
・残留熱除去系熱交換器（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、伝熱面積、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・残留熱除去系ポンプ（ポンプ：種類、容量、揚程、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所／原動機：種類、出力、個数及び取付箇所）
・残留熱除去系ストレーナ（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・逃がし弁（種類、吹出圧力、吹出量、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）
・格納容器スプレイ管（同上）・原子炉格納容器（種類、最高使用圧力、最高使用温度、設計漏えい率、主要寸法、材料及び個数）
・原子炉格納容器配管貫通部（貫通部番号、種類、個数、最高使用圧
力、最高使用温度、構成、主要寸法及び材料）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（圧力低減設備その他の安全設備（原子炉格納容器安全設備）））
・格納容器スプレイ冷却系
・残留熱除去系熱交換器（容量、最高使用圧力、最高使用温度、伝熱
面積及び個数）・残留熱除去系ポンプ（容量、揚程、最高使用圧力、最高使用温度、原動機出力及び個数）
・残留熱除去系ストレーナ（容量、最高使用圧力、最高使用温度及び個数）
・逃がし弁（吹出圧力及び個数）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度及び外径）
・格納容器スプレイ管（同上）・原子炉格納容器（最高使用圧力、最高使用温度、設計漏えい率及び個数）
・原子炉格納容器配管貫通部（最高使用圧力、最高使用温度、外径、構成及び個数） 主要設備の配置図、構造図及び系統図（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：原子炉格納施設に係る機器の配置を明示した図面（圧力低減設備その他の安全設備（原子炉格納容器安全設備））：原子炉格納施設の構造図（原子炉格納容器安全設備）
・格納容器スプレイ冷却系
・残留熱除去系熱交換器
・残留熱除去系ポンプ
・残留熱除去系ストレーナ
・逃がし弁
・格納容器スプレイ管

3-123

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
・原子炉格納容器・原子炉格納容器配管貫通部：原子炉格納施設の系統図（原子炉格納容器安全設備）（設計基準対象施設）

 耐震重要度分類に応じた耐震性に関する説明（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：耐震性に関する説明書（原子炉格納施設）
・格納容器スプレイ冷却系
・残留熱除去系熱交換器
・残留熱除去系ポンプ
・残留熱除去系ストレーナ
・主配管
・格納容器スプレイ管・原子炉格納容器・原子炉格納容器配管貫通部

 技術基準規則で分類されるクラスに応じた強度評価の内容（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：強度に関する説明書（原子炉格納施設）
・格納容器スプレイ冷却系
・残留熱除去系熱交換器の強度計算書
・残留熱除去系ポンプの強度計算書
・残留熱除去系ストレーナの強度計算書
・主配管の強度計算書
・格納容器スプレイ管の基本板厚計算書
・格納容器スプレイ管の強度計算書
・原子炉格納容器の基本板厚計算書
・原子炉格納容器の強度計算書
・ドライウェル機器搬入用ハッチの強度計算書
・ドライウェル所員用エアロックの強度計算書
・原子炉格納容器配管貫通部の基本板厚計算書
・原子炉格納容器配管貫通部の強度計算書
・電気配線貫通部の基本板厚計算書
・電気配線貫通部の強度計算書
・ダイヤフラムフロアの強度計算書
・ベント管の基本板厚計算書
・ベント管の強度計算書

 安全弁及び逃がし弁の吹出量計算書（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：安全弁及び逃がし弁の吹出量計算書（原子炉格納施設）《逃がし弁について設計基準対象施設として必要となる吹出量の設定
根拠を説明し、吹出量の妥当性を確認》 サプレッション・チェンバを水源とする格納容器スプレイ冷却ポンプの有設計及び工事計画認可申請書

効吸込水頭が確保されることの説明（設工認による）：非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備のポンプの有効吸込水頭に関する説明書（原子炉格納施設）《残留熱除去系ポンプの有効 NPSH の評価》

3.9.1-1(2)二次格納施設

3.9.1-1(2)二次格納施設（a）原子炉区域（a）原子炉区域

 原子炉区域の概要について，以下の項目を含めて記載する（ブローアウトパネルを含む）。

 原子炉区域の概要
設置許可申請書 添付書類八 気密性の確保：[原子炉格納施設]－[原子炉格納施設]－[通常運転時等]－[主要設備]

 負圧維持能力－[二次格納施設]－[原子炉区域]

 空気漏入率 主要設備の要目、また別途指定する項目についての設定根拠（設工認によ【図】非常用ガス処理系系統概要図
設計及び工事計画認可申請書：原子炉格納施設（原子炉建屋）に係る要目表

る）

・原子炉建屋原子炉区域（二次格納施設）（種類、設計気密度、主要寸法、材料及び個数）
・原子炉建屋機器搬出入口（主要寸法及び個数）
・原子炉建屋エアロック（同上）・原子炉建屋基礎スラブ（種類、主要寸法及び材料）

3-124

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉建屋）
・原子炉建屋原子炉区域（二次格納施設）（個数）・原子炉建屋機器搬出入口（同上）・原子炉建屋エアロック（同上） 主要設備の配置図、構造図及び系統図（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：原子炉格納施設に係る機器の配置を明示した図面（原子炉建屋）：原子炉格納施設の構造図（原子炉建屋）
・原子炉建屋原子炉区域（二次格納施設）
・原子炉建屋機器搬出入口
・原子炉建屋エアロック

 耐震重要度分類に応じた耐震性に関する説明（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：耐震性に関する説明書（原子炉格納施設）
・原子炉建屋原子炉区域（二次格納施設）
・原子炉建屋機器搬出入口
・原子炉建屋エアロック
・原子炉建屋基礎スラブ（b）非常用ガス処理系
 非常用ガス処理系の構成及び機能を記載する。

（b）非常用ガス処理系
 非常用ガス処理系の構成及び機能設置許可申請書 添付書類八：[原子炉格納施設]－[原子炉格納施設]－[通常運転時等]－[主要設備]－[二次格納施設]－[非常用ガス処理系]【図】非常用ガス処理系系統概要図

 非常用ガス処理系について、以下の項目を含めて設計方針を記載する。

 非常用ガス処理系の設計方針
設置許可申請書 添付書類八：[原子炉格納施設]－[原子炉格納施設]－[通常運転時等]－[主要設備]－[二次格納施設]－[非常用ガス処理系]

 基本設計方針（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：原子炉格納施設の基本設計方針、適用基準及び適用規格

 適用基準及び適用規格（設工認による） 非常用ガス処理系の主要設備の仕様及び概要を記載する。また、以下の項目について記載する。

 非常用ガス処理系の主要設備の仕様及び概要
設置許可申請書 添付書類八：[原子炉格納施設]－[原子炉格納施設]－[通常運転時等]－[主要設備]

 処理後のガスの放出方法－[二次格納施設]－[非常用ガス処理系]

 電源
 主要設備の要目、また別途指定する項目についての設定根拠（設工認によ

設計及び工事計画認可申請書：原子炉格納施設（圧力低減設備その他の安全設備（放射性物質濃度制御設る）備））に係る要目表
・非常用ガス処理系
・乾燥装置（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・主要弁（種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、駆動
方法、個数及び取付箇所）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）
・排風機（排風機：種類、容量、主要寸法、個数及び取付箇所／原動機：
種類、出力、個数及び取付箇所）
・フィルタ装置（種類、効率、主要寸法、個数及び取付箇所）
・原子炉建屋原子炉区域（二次格納施設）（種類、設計気密度、主要寸法、材料及び個数）
・原子炉建屋機器搬出入口（主要寸法及び個数）
・原子炉建屋エアロック（同上）・主排気筒（種類、主要寸法、材料、個数）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（圧力低減設備その他の安全設備（放射性物質濃度制御設備））
・非常用ガス処理系

3-125

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
・乾燥装置（容量、最高使用圧力、最高使用温度及び個数）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径）・排風機（容量、原動機出力及び個数）・フィルタ装置（効率及び個数）
・原子炉建屋原子炉区域（二次格納施設）（個数）・原子炉建屋機器搬出入口（同上）・原子炉建屋エアロック（同上）・主排気筒（個数） 主要設備の配置図、構造図及び系統図（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：原子炉格納施設に係る機器の配置を明示した図面（圧力低減設備その他の安全設備（放射性物質濃度制御設備））：原子炉格納施設の構造図（放射性物質濃度制御設備）
・非常用ガス処理系
・乾燥装置
・主要弁
・排風機
・フィルタ装置
・原子炉建屋原子炉区域（二次格納施設）
・原子炉建屋機器搬出入口
・原子炉建屋エアロック
・主排気筒：原子炉格納施設の系統図（放射性物質濃度制御設備）（設計基準対象施設）

 耐震重要度分類に応じた耐震性に関する説明（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：耐震性に関する説明書（原子炉格納施設）
・非常用ガス処理系
・乾燥装置
・主配管
・排風機
・フィルタ装置
・原子炉建屋原子炉区域（二次格納施設）
・原子炉建屋機器搬出入口
・原子炉建屋エアロック
・主排気筒

 技術基準規則で分類されるクラスに応じた強度評価の内容（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：強度に関する説明書（原子炉格納施設）
・非常用ガス処理系
・乾燥装置の強度計算書
・主配管の強度計算書
・フィルタ装置の強度計算書

 原子炉格納施設の試験可能性に係る設計上の考慮、及び健全性を確認するために実施する試験検査について記載する。

 原子炉格納施設の試験可能性に係る設計上の考慮、及び健全性を確認する試験検査
設置許可申請書 添付書類八：[原子炉格納施設]－[原子炉格納施設]－[通常運転時等]－[試験検査]
その他
使用前検査及び定期事業者検査要領書を参照

 原子炉格納容器の機能上の能力の評価について以下の項目を含めて記載する。
 圧力抑制 原子炉格納容器の機能上の能力の評価
設置許可申請書 添付書類八 耐圧・耐熱性：[原子炉格納施設]－[原子炉格納施設]－[通常運転時等]－[評価] 気密性 構造強度 冷却能力 防爆能力 よう素除去能力
 隔離弁
 非延性破壊の防止

3-126

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説

 配管破断防護
 動荷重に対する強度
 単一故障と非常用電源
 試験可能性
3.9.1-2 原子炉格納施設（重大事故等時）

3.9.1-2 原子炉格納施設（重大事故等時）（a）原子炉格納容器（a）原子炉格納容器

 重大事故等時の原子炉格納容器の機能の概要を記載する。

 重大事故等時の原子炉格納容器の機能の概要
設置許可申請書 添付書類八：[原子炉格納施設]－[原子炉格納施設]－[重大事故等時]－[原子炉格納容器]－[概要]

 重大事故等時の原子炉格納容器について、悪影響防止及び環境条件等に係る設計方針を以下の項目を含めて記載する。

 重大事故等時の原子炉格納容器の悪影響防止及び環境条件等に係る設計方針
設置許可申請書 添付書類八：[原子炉格納施設]－[原子炉格納施設]－[重大事故等時]－[原子炉格納容器]－[設計方針] 基本設計方針（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：原子炉格納施設の基本設計方針、適用基準及び適用規格

 適用基準及び適用規格（設工認による） 重大事故等時の原子炉格納施設について、主要設備及び仕様を記載する。
また、以下の項目について記載する。

 重大事故等時の原子炉格納施設の主要設備及び仕様
設置許可申請書 添付書類八：[原子炉格納施設]－[原子炉格納施設]－[重大事故等時]－[原子炉格納容器]－[主要設備及び仕様]【表】原子炉格納容器（重大事故等時）主要仕様

 主要設備の要目、また別途指定する項目についての設定根拠（設工認によ

設計及び工事計画認可申請書：原子炉格納施設（原子炉格納容器）に係る要目表

る）・原子炉格納容器（種類、最高使用圧力、最高使用温度、設計漏えい率、主要寸法、材料及び個数）・ドライウェル機器搬入用ハッチ（最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数）
・サプレッションチェンバ出入口（同上）・ドライウェル所員用エアロック（同上）・原子炉格納容器配管貫通部（貫通部番号、種類、個数、最高使用圧
力、最高使用温度、構成、主要寸法及び材料）
・電気配線貫通部（同上）：原子炉格納施設（圧力低減設備その他の安全設備）に係る要目表
・真空破壊弁（種類、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所）
・ダイヤフラムフロア（種類、設計差圧、主要寸法及び材料）
・ベント管（種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉格納容器）
・原子炉格納容器（最高使用圧力、最高使用温度、設計漏えい率及び個数）・ドライウェル機器搬入用ハッチ（最高使用圧力、最高使用温度及び個数）
・サプレッションチェンバ出入口（同上）・ドライウェル所員用エアロック（同上）・原子炉格納容器配管貫通部（最高使用圧力、最高使用温度、外径、構成及び個数）・電気配線貫通部（同上）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（圧力低減設備その他の安全設備）
・真空破壊弁（個数）・ベント管（最高使用圧力、最高使用温度及び個数）
 主要機器の配置図、構造図及び系統図（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：原子炉格納施設に係る機器の配置を明示した図面（原子炉格納容器、圧力低減設備その他の安全設備）：原子炉格納施設の構造図（原子炉格納容器、圧力低減設備その他の安全設備）

3-127

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
・原子炉格納容器
・ドライウェル機器搬入用ハッチ
・サプレッションチェンバ出入口
・ドライウェル所員用エアロック
・原子炉格納容器配管貫通部
・電気配線貫通部
・真空破壊弁・ダイヤフラムフロア
・ベント管

 技術基準規則で分類されるクラスに応じた強度評価の内容（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：強度に関する説明書（原子炉格納施設）
・ダイヤフラムフロアの強度計算書（重大事故等クラス 2 容器）・原子炉格納容器の強度計算書
・ドライウェル機器搬入用ハッチの強度計算書
・サプレッションチェンバ出入口の強度計算書
・ドライウェル所員用エアロックの強度計算書
・原子炉格納容器配管貫通部の強度計算書
・電気配線貫通部の強度計算書（重大事故等クラス 2 管）
・ベント管の基本板厚計算書
・ベント管の強度計算書

 原子炉格納施設の設計条件及び重大事故等時における放射性物質閉じ込め

設計及び工事計画認可申請書：原子炉格納施設の設計条件に関する説明書（重大事故等時の該当箇所）及機能の評価（設工認による）び別添１「重大事故等時における原子炉格納容器の放射性物質閉じ込
め機能健全性について」
 重大事故等時の原子炉格納容器の試験可能性に係る設計上の考慮について記載する。

 重大事故等時の原子炉格納容器の試験可能性に係る設計上の考慮
設置許可申請書 添付書類八：[原子炉格納施設]－[原子炉格納施設]－[重大事故等時]－[原子炉格納容器]－[試験検査]（b）原子炉格納容器スプレイ冷却系
 重大事故等時の原子炉格納容器スプレイ系の概要について記載する。
(「3.5.2-2 残留熱除去系（重大事故等時）」の記載を参照)（b）原子炉格納容器スプレイ冷却系
 重大事故等時の原子炉格納容器スプレイ系の概要
設置許可申請書 添付書類八：[原子炉格納施設]－[原子炉格納施設]－[重大事故等時]－[原子炉格納容器スプレイ冷却系]－[概要](「3.5.2-2 残留熱除去系（重大事故等時）」の記載を参照)（c）原子炉建屋原子炉区域
 重大事故等時の原子炉建屋原子炉区域の機能の概要を記載する。

（c）原子炉建屋原子炉区域
 重大事故等時の原子炉建屋原子炉区域の機能の概要
設置許可申請書 添付書類八：[原子炉格納施設]－[原子炉格納施設]－[重大事故等時]－[原子炉建屋原子炉区域]－[概要] 重大事故等時の原子炉建屋原子炉区域について、悪影響防止，環境条件等及び操作性の確保に係る設計方針を記載する（ブローアウトパネルを含む）。

 重大事故等時の原子炉建屋原子炉区域の悪影響防止，環境条件等及び操作性の確保に係る設計方針
設置許可申請書 添付書類八：[原子炉格納施設]－[原子炉格納施設]－[重大事故等時]－[原子炉建屋原子炉区域]－[設計方針]

 重大事故等時の原子炉建屋原子炉区域について、主要設備及び仕様を記載する。

 重大事故等時の原子炉建屋原子炉区域の主要設備及び仕様
設置許可申請書 添付書類八：[原子炉格納施設]－[原子炉格納施設]－[重大事故等時]－[原子炉建屋原子炉区域]－[主要設備及び仕様]【表】原子炉建屋原子炉区域（重大事故等時）主要仕様

 重大事故等時の原子炉建屋原子炉区域の試験可能性に係る設計上の考慮について記載する。

 重大事故等時の原子炉建屋原子炉区域の試験可能性に係る設計上の考慮
設置許可申請書 添付書類八

3-128

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説：[原子炉格納施設]－[原子炉格納施設]－[重大事故等時]－[原子炉建屋原子炉区域]－[試験検査]

3.9.2 原子炉格納容器内の冷却等のための設備

3.9.2 原子炉格納容器内の冷却等のための設備

 原子炉格納容器内の冷却等のための設備の構成及び機能を記載する。

 原子炉格納容器内の冷却等のための設備の構成及び機能設置許可申請書 添付書類八：[原子炉格納施設]－[原子炉格納容器内の冷却等のための設備]－[概要]【図】原子炉格納容器内の冷却等のための設備系統概要図（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）【図】原子炉格納容器内の冷却等のための設備系統概要図（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）【図】原子炉格納容器内の冷却等のための設備系統概要図（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モード）の復旧）【図】原子炉格納容器内の冷却等のための設備系統概要図（常設代替交
流電源設備による残留熱除去系（サプレッション・チャンバ・プ
ール水冷却モード）の復旧）

 原子炉格納容器内の冷却等のための設備(代替格納容器スプレイ冷却系(常設／
可搬型))について、以下の項目を含めて設計方針を記載する。

 原子炉格納容器内の冷却等のための設備の設計方針
設置許可申請書 添付書類八 炉心の著しい損傷を防止するための原子炉格納容器内冷却に用いる設備：[原子炉格納施設]－[原子炉格納容器内の冷却等のための設備]－[設計方針](フロントライン系故障時及びサポート系故障時の両方を考慮)
 原子炉格納容器の破損を防止するための原子炉格納容器内冷却に用いる設備 (フロントライン系故障時及びサポート系故障時の両方を考慮)
 多様性及び独立性，位置的分散
 悪影響防止
 容量等
 環境条件等
 操作性の確保
 基本設計方針（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：原子炉格納施設の基本設計方針、適用基準及び適用規格

 適用基準及び適用規格（設工認による）
 原子炉格納容器内の冷却等のための設備の主要設備の仕様について記載する。
また、以下の項目について記載する。

 原子炉格納容器内の冷却等のための設備の主要設備の仕様
設置許可申請書 添付書類八：[原子炉格納施設]－[原子炉格納容器内の冷却等のための設備]－[主要設備及び仕様]【表】原子炉格納容器内の冷却等のための設備の主要機器仕様

 主要設備の要目、また別途指定する項目についての設定根拠（設工認によ

設計及び工事計画認可申請書：原子炉格納施設（圧力低減設備その他の安全設備（原子炉格納容器安全設る）備））に係る要目表
・代替格納容器スプレイ冷却系
・復水移送ポンプ（ポンプ：種類、容量、揚程、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所／原動機：種類、出力、個数及び取付箇所）
・復水貯蔵槽（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・逃がし弁（種類、吹出圧力、吹出量、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）
・原子炉格納容器（種類、最高使用圧力、最高使用温度、設計漏えい率、主要寸法、材料及び個数）
・原子炉格納容器配管貫通部（貫通部番号、種類、個数、最高使用圧
力、最高使用温度、構成、主要寸法及び材料）
・可搬型代替格納容器スプレイ冷却系
・可搬式代替注水ポンプ（A-2 級）（ポンプ：種類、容量、吐出圧力、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所／原動機：種類、出力、個数及び取付箇所）
・防火水槽（6・7 号機共用）・可搬型ストレーナ（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主

3-129

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・逃がし弁（種類、吹出圧力、吹出量、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）
・可搬型代替注水ポンプ用ホース（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ、材料、個数及び取付箇所）
・原子炉格納容器（種類、最高使用圧力、最高使用温度、設計漏えい率、主要寸法、材料及び個数）
・原子炉格納容器配管貫通部（貫通部番号、種類、個数、最高使用圧
力、最高使用温度、構成、主要寸法及び材料）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（圧力低減設備その他の安全設備（原子炉格納容器安全設備））
・代替格納容器スプレイ冷却系
・復水移送ポンプ（容量、揚程、最高使用圧力、最高使用温度、原動機出力及び個数）・復水貯蔵槽（容量、最高使用圧力、最高使用温度及び個数）
・逃がし弁（吹出圧力及び個数）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度及び外径）・原子炉格納容器（最高使用圧力、最高使用温度、設計漏えい率及び個数）
・原子炉格納容器配管貫通部（最高使用圧力、最高使用温度、外径、構成び個数）
・可搬型代替格納容器スプレイ冷却系
・可搬式代替注水ポンプ（A-2 級）（容量、吐出圧力、最高使用圧力、最高使用温度、原動機出力及び個数）
・可搬型ストレーナ（容量、最高使用圧力、最高使用温度及び個数）
・逃がし弁（吹出圧力及び個数）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度及び外径）・可搬型代替注水ポンプ用ホース（最高使用圧力、最高使用温度、外径及び個数）
・原子炉格納容器（最高使用圧力、最高使用温度、設計漏えい率及び個数）
・原子炉格納容器配管貫通部（最高使用圧力、最高使用温度、外径、構成び個数）

 主要機器の配置図、構造図及び系統図（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：原子炉格納施設に係る機器の配置を明示した図面（圧力低減設備その他の安全設備(原子炉格納容器安全設備)）：原子炉格納施設の構造図（原子炉格納容器安全設備）
・代替格納容器スプレイ冷却系
・復水移送ポンプ
・復水貯蔵槽・逃がし弁
・原子炉格納容器・原子炉格納容器配管貫通部
・可搬型代替格納容器スプレイ冷却系
・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）
・可搬型ストレーナ
・原子炉格納容器・原子炉格納容器配管貫通部：原子炉格納施設の系統図（原子炉格納容器安全設備）（重大事故等対処設備）

 耐震重要度分類に応じた耐震性に関する説明（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：耐震性に関する説明書（原子炉格納施設）
・代替格納容器スプレイ冷却系
・復水移送ポンプ
・復水貯蔵槽
・主配管
・原子炉格納容器・原子炉格納容器配管貫通部

3-130

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
・可搬型代替格納容器スプレイ冷却系
・主配管
・原子炉格納容器・原子炉格納容器配管貫通部

 技術基準規則で分類されるクラスに応じた強度評価の内容（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：強度に関する説明書（原子炉格納施設）（重大事故等クラス 2 容器）
・代替格納容器スプレイ冷却系
・復水貯蔵槽の強度計算書
・原子炉格納容器の強度計算書
・原子炉格納容器配管貫通部の強度計算書
・可搬型代替格納容器スプレイ冷却系
・原子炉格納容器の強度計算書
・原子炉格納容器配管貫通部の強度計算書（重大事故等クラス 2 管）・代替格納容器スプレイ冷却系
・主配管の強度計算書
・可搬型代替格納容器スプレイ冷却系
・主配管の強度計算書（重大事故等クラス 2 ポンプ）
・代替格納容器スプレイ冷却系
・復水移送ポンプの強度計算書（重大事故等クラス 3 容器）
・可搬型代替格納容器スプレイ冷却系
・可搬型ストレーナの強度計算書（重大事故等クラス 3 管）・可搬型代替格納容器スプレイ冷却系
・可搬型代替注水ポンプ用ホースの強度計算書（重大事故等クラス 3 ポンプ）・可搬型代替格納容器スプレイ冷却系
・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の強度計算書

 安全弁及び逃がし弁の吹き出し量計算書（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：安全弁及び逃がし弁の吹出量計算書（原子炉格納施設）《逃がし弁について重大事故等対処設備として必要となる吹出量の設
定根拠を説明し、吹出量の妥当性を確認》

 重大事故時の原子炉格納容器内へのスプレイ注入するポンプが正常に機能設計及び工事計画認可申請書する説明（設工認による）：非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備のポンプの有効吸込水頭に関する説明書《サプレッションプール又はサプレッションプールを除くタンク等を水源とするポンプの有効 NPSH の評価》

 原子炉格納容器内の冷却等のための設備の試験可能性に係る設計上の考慮、及び健全性を確認するために実施する試験検査について記載する。

 原子炉格納容器内の冷却等のための設備の試験可能性に係る設計上の考慮、及び健全性を確認する試験検査
設置許可申請書 添付書類八：[原子炉格納施設]－[原子炉格納容器内の冷却等のための設備]－[試験検査]その他
使用前検査及び定期事業者検査要領書を参照

3.9.3 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

3.9.3 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備の構成及び概要を記載する。

 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備の構成及び概要
設置許可申請書 添付書類八：[原子炉格納施設]－[原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備]－[概要]【図】原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備系統概要図（代替循環冷却系による原子炉格納容器の減圧及び除熱（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を実施する場

3-131

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
合））【図】原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備系統概要図（代替循環冷却系による原子炉格納容器の減圧及び除熱（原子炉格納容器下部への注水及び原子炉格納容器へのスプレイを実施する
場合））【図】原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備系統概要図（代替循環冷却系による原子炉格納容器の減圧及び除熱（代替原子炉
補機冷却系））【図】原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備系統概要図（格
納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器の減圧及び除熱））

 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備(代替循環冷却系，格納容器圧
力逃がし装置)について、以下の項目を含めて設計方針を記載する。

 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備の設計方針
設置許可申請書 添付書類八 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(サポート系機能：[原子炉格納施設]－[原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備]喪失の考慮も含む)－[設計方針] 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(サポート系機能喪失の考慮も含む) 多様性、位置的分散
 悪影響防止
 容量等
 環境条件等
 操作性の確保
 基本設計方針（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：原子炉格納施設の基本設計方針、適用基準及び適用規格

 適用基準及び適用規格（設工認による）
 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の仕様について記載する。また、以下の項目について記載する。

 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備の主要設備の仕様
設置許可申請書 添付書類八：[原子炉格納施設]－[原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備]－[主要設備及び仕様]【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仕様

 主要設備の要目、また別途指定する項目についての設定根拠（設工認によ

設計及び工事計画認可申請書：原子炉格納施設（圧力低減設備その他の安全設備(原子炉格納容器安全設る）備)）に係る要目表
・代替循環冷却系
・残留熱除去系熱交換器（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、伝熱面積、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・残留熱除去系ポンプ（ポンプ：種類、容量、揚程、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所／原動機：
種類、出力、個数及び取付箇所）
・復水移送ポンプ（同上）・残留熱除去系ストレーナ（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・逃がし弁（種類、吹出圧力、吹出量、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）
・原子炉圧力容器（種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数／監視試験片：種類、初装荷個数及び取付箇所）
・給水スパージャ（種類、主要寸法、材料及び個数）
・原子炉格納容器（種類、最高使用圧力、最高使用温度、設計漏えい率、主要寸法、材料及び個数）
・原子炉格納容器配管貫通部（貫通部番号、種類、個数、最高使用圧
力、最高使用温度、構成、主要寸法及び材料）：原子炉格納施設（圧力低減設備その他の安全設備(圧力逃がし装置)）に係る要目表
・格納容器圧力逃がし装置
・ドレンタンク（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・フィルタ装置（容器：種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、

3-132

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
主要寸法、材料、個数及び取付箇所／フィルタ：種類、効率、
主要寸法、個数及び取付箇所）
・よう素フィルタ（同上）・可搬型遠隔空気駆動弁操作用ボンベ（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・ 主要弁（種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所）
・ラプチャーディスク（フィルタ装置出口側、よう素フィルタ出口側）（設定破裂圧力、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）
・スクラバ水 pH 制御設備用ホース（最高使用圧力、最高使用温度、
外径、厚さ、材料、個数及び取付箇所）
・可搬型窒素供給装置用ホース（同上）・可搬型代替注水ポンプ用ホース（同上）・可搬型ストレーナ（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・可搬式代替注水ポンプ（A-2 級）（ポンプ：種類、容量、吐出圧力、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所／原動機：種類、出力、個数及び取付箇所）
・原子炉格納容器（種類、最高使用圧力、最高使用温度、設計漏えい率、主要寸法、材料及び個数）
・原子炉格納容器配管貫通部（貫通部番号、種類、個数、最高使用圧
力、最高使用温度、構成、主要寸法及び材料）
・可搬型窒素供給装置（圧縮機：種類、容量、吐出圧力、主要寸法、個数及び取付箇所／原動機：種類、出力、個数及び取付箇所）
・ドレン移送ポンプ（ポンプ：種類、容量、揚程、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所／原動機：種類、出力、個数及び取付箇所）
・可搬型スクラバ水 pH 制御設備用ポンプ（ポンプ：種類、容量、吐出圧力、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数
及び取付箇所／原動機：種類、出力、個数及び取付箇所）：原子炉冷却系統施設（原子炉補機冷却設備）に係る要目表
・代替原子炉補機冷却系
・原子炉補機冷却水系熱交換器（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、伝熱面積、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・可搬型熱交換器ユニット

代替原子炉補機冷却系熱交換器（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、伝熱面積、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・可搬型熱交換器ユニット

代替原子炉補機冷却水ポンプ（ポンプ：種類、容量、揚程、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所／原動機：種類、出力、個数及び取付箇所）
・可搬型大容量送水車（熱交換器ユニット用）（ポンプ：種類、容量、
吐出圧力、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所／原動機：種類、出力、個数及び取付箇所）
・原子炉補機冷却水系サージタンク（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・可搬型熱交換器ユニット

代替原子炉補機冷却海水ストレーナ（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）
・可搬型熱交換器ユニット用ホース（最高使用圧力、最高使用温度、
外径、厚さ、材料、個数及び取付箇所）
・可搬型大容量送水車（熱交換器ユニット用）用ホース（同上）・残留熱除去系熱交換器（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、伝熱面積、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（圧力低減設備その他の安全設備(原子炉格納容器安全設備)）
・代替循環冷却系
・残留熱除去系熱交換器（容量、最高使用圧力、最高使用温度、伝熱

3-133

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
面積及び個数）・残留熱除去系ポンプ（容量、揚程、最高使用圧力、最高使用温度、原動機出力及び個数）
・復水移送ポンプ（同上）・残留熱除去系ストレーナ（容量、最高使用圧力、最高使用温度及び個数）
・逃がし弁（吹出圧力及び個数）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度及び外径）
・原子炉圧力容器（最高使用圧力、最高使用温度及び個数）
・給水スパージャ（個数）・原子炉格納容器（最高使用圧力、最高使用温度、設計漏えい率及び個数）
・原子炉格納容器配管貫通部（最高使用圧力、最高使用温度、外径、構成及び個数）・格納容器圧力逃がし装置
・ドレンタンク（容量、最高使用圧力、最高使用温度及び個数）・フィルタ装置（容量、最高使用圧力、最高使用温度、効率及び個数）・よう素フィルタ（同上）・可搬型遠隔空気駆動弁操作用ボンベ（同上）・主要弁（最高使用圧力、最高使用温度及び個数）
・ラプチャーディスク（フィルタ装置出口側、よう素フィルタ出口側）（設定破裂圧力及び個数）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度及び外径）・スクラバ水 pH 制御設備用ホース（最高使用圧力、最高使用温度、
外径及び個数）・可搬型窒素供給装置用ホース（同上）・可搬型代替注水ポンプ用ホース（同上）・可搬型ストレーナ（容量、最高使用圧力、最高使用温度及び個数）
・可搬式代替注水ポンプ（A-2 級）（容量、吐出圧力、最高使用圧力、最高使用温度、原動機出力及び個数）
・原子炉格納容器（最高使用圧力、最高使用温度、設計漏えい率及び個数）
・原子炉格納容器配管貫通部（最高使用圧力、最高使用温度、外径、構成及び個数）・可搬型窒素供給装置（容量、吐出圧力、原動機出力及び個数）・ドレン移送ポンプ（容量、揚程、最高使用圧力、最高使用温度、原
動機出力及び個数）・可搬型スクラバ水 pH 制御設備用ポンプ（容量、吐出圧力、最高使
用圧力、最高使用温度、原動機出力及び個数）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉補機冷却設備）
・代替原子炉補機冷却系
・原子炉補機冷却水系熱交換器（容量、最高使用圧力、最高使用温度、伝熱面積及び個数）
・可搬型熱交換器ユニット

代替原子炉補機冷却系熱交換器（容量、最高使用圧力、最高使用温度、伝熱面積、個数及び車両個数）
・可搬型熱交換器ユニット

代替原子炉補機冷却水ポンプ（容量、揚程、最高使用圧力、最高使用温度、原動機出力及び個数）
・可搬型大容量送水車（容量、吹出圧力、最高使用圧力、最高使用温度、原動機出力及び個数）
・原子炉補機冷却水系サージタンク（容量、最高使用圧力、最高使用
温度及び個数）・可搬型熱交換器ユニット

代替原子炉補機冷却海水ストレーナ（容量、最高使用圧力、最高使用温度及び個数）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度及び外径）
・可搬型熱交換器ユニット用ホース（最高使用圧力、最高使用温度、
外径及び個数）・可搬型大容量送水車（熱交換器ユニット用）用ホース（最高使用圧
力、最高使用温度、外径及び個数）
・残留熱除去系熱交換器（容量、最高使用圧力、最高使用温度、伝熱
面積及び個数）3-134

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン
 主要機器の配置図、構造図及び系統図（設工認による）

JSAR ガイドライン解説
設計及び工事計画認可申請書：原子炉格納施設に係る機器の配置を明示した図面（圧力低減設備その他の安全設備（原子炉格納容器安全設備、圧力逃がし装置））：原子炉冷却系統施設の機器の配置を明示した図面（原子炉補機冷却設備）：原子炉格納施設の構造図（圧力低減装置その他の安全設備）
・代替循環冷却系
・残留熱除去系熱交換器
・残留熱除去系ポンプ
・復水移送ポンプ・残留熱除去系ストレーナ
・逃がし弁
・原子炉圧力容器
・給水スパージャ・原子炉格納容器・原子炉格納容器配管貫通部
・格納容器圧力逃がし装置
・ドレンタンク・フィルタ装置
・よう素フィルタ
・可搬型遠隔空気駆動弁操作用ボンベ
・主要弁・ラプチャーディスク（フィルタ装置出口側、よう素フィルタ出口側）
・ 可搬型ストレーナ
・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）
・原子炉格納容器・原子炉格納容器配管貫通部
・可搬型窒素供給装置
・ドレン移送ポンプ
・可搬型スクラバ水 pH 制御設備用ポンプ：原子炉冷却系統施設の構造図（原子炉補機冷却設備）
・代替原子炉補機冷却系
・原子炉補機冷却水系熱交換器
・可搬型熱交換器ユニット

代替原子炉補機冷却系熱交換器

・可搬型熱交換器ユニット

代替原子炉補機冷却水ポンプ

・可搬型大容量送水車（熱交換器ユニット用）
・原子炉補機冷却水系サージタンク
・可搬型熱交換器ユニット

代替原子炉補機冷却海水ストレーナ・残留熱除去系熱交換器：原子炉格納施設の系統図（原子炉格納容器安全設備、圧力逃がし装置）（重大事故等対処設備）：原子炉冷却系統施設の系統図（原子炉補機冷却設備）（重大事故等対処設
備）
 耐震重要度分類に応じた耐震性に関する説明（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：耐震性に関する説明書（原子炉格納施設）
・代替循環冷却系
・残留熱除去系熱交換器
・残留熱除去系ポンプ
・復水移送ポンプ
・主配管
・原子炉圧力容器
・給水スパージャ・原子炉格納容器・原子炉格納容器配管貫通部
・格納容器圧力逃がし装置
・ドレンタンク・フィルタ装置
・よう素フィルタ
・主配管
・原子炉格納容器・原子炉格納容器配管貫通部

3-135

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
・ドレン移送ポンプ：耐震性に関する説明書（原子炉冷却系統施設）
・代替原子炉補機冷却系
・原子炉補機冷却水系熱交換器
・原子炉補機冷却水系サージタンク
・主配管
・残留熱除去系熱交換器

 技術基準規則で分類されるクラスに応じた強度評価の内容（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：強度に関する説明書（原子炉格納施設）
・代替循環冷却系
・給水スパージャの応力計算書（重大事故等クラス 2 容器）
・代替循環冷却系
・残留熱除去系熱交換器の強度計算書
・残留熱除去系ストレーナの強度計算書
・原子炉圧力容器の強度計算書
・原子炉格納容器の強度計算書
・原子炉格納容器配管貫通部の強度計算書
・格納容器圧力逃がし装置
・ドレンタンクの強度計算書
・フィルタ装置の強度計算書
・よう素フィルタの強度計算書
・原子炉格納容器の強度計算書
・原子炉格納容器配管貫通部の強度計算書（重大事故等クラス 2 管）・代替循環冷却系
・主配管の強度計算書
・格納容器圧力逃がし装置
・主配管の強度計算書（重大事故等クラス 2 ポンプ）
・代替循環冷却系
・残留熱除去系ポンプの強度計算書
・復水移送ポンプの強度計算書
・格納容器圧力逃がし装置
・ドレン移送ポンプの強度計算書（重大事故等クラス 2 弁）
・格納容器圧力逃がし装置
・主要弁の強度計算書（重大事故等クラス 3 容器）
・格納容器圧力逃がし装置
・可搬型遠隔空気駆動弁操作用ボンベの強度計算書
・可搬型ストレーナの強度計算書（重大事故等クラス 3 管）・格納容器圧力逃がし装置
・スクラバ水 pH 制御設備用ホースの強度計算書
・可搬型窒素供給装置用ホース・可搬型代替注水ポンプ用ホースの強度計算書（重大事故等クラス 3 ポンプ）
・格納容器圧力逃がし装置
・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の強度計算書
・可搬型スクラバ水 pH 制御設備用ポンプの強度計算書：強度に関する説明書（原子炉冷却系統施設）（重大事故等クラス 2 容器）
・代替原子炉補機冷却系
・原子炉補機冷却水系熱交換器の強度計算書
・原子炉補機冷却水系サージタンクの強度計算書
・残留熱除去系熱交換器の強度計算書（重大事故等クラス 2 管）・代替原子炉補機冷却系
・主配管の強度計算書

3-136

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説（重大事故等クラス 3 容器）
・代替原子炉補機冷却系
・可搬型熱交換器ユニット

代替原子炉補機冷却系熱交換器の強度計

算書
・可搬型熱交換器ユニット

代替原子炉補機冷却海水ストレーナの強度計算書（重大事故等クラス 3 管）・代替原子炉補機冷却系
・可搬型熱交換器ユニット用ホースの強度計算書
・可搬型大容量送水車（熱交換器ユニット用）用ホースの強度計算書（重大事故等クラス 3 ポンプ）
・代替原子炉補機冷却系
・可搬型熱交換器ユニット

代替原子炉補機冷却水ポンプの強度計算書
・可搬型大容量送水車（熱交換器ユニット用）の強度計算書
 安全弁及び逃がし弁の吹き出し量計算書（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：安全弁及び逃がし弁の吹出量計算書（原子炉格納施設）《逃がし弁について重大事故等対処設備として必要となる吹出量の設
定根拠を説明し、吹出量の妥当性を確認》

 重大事故時の原子炉格納容器内へのスプレイ注入するポンプが正常に機能設計及び工事計画認可申請書：非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備のポンプの有効吸込水頭に関すする説明（設工認による）る説明書《サプレッションプール又はサプレッションプールを除くタンク等を水源とするポンプの有効 NPSH の評価》
 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備の試験可能性に係る設計上の考慮について記載する。

 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備の試験可能性に係る設計上の考慮
設置許可申請書 添付書類八：[原子炉格納施設]－[原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備]－[試験検査]3.9.4 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

3.9.4 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備の構成及び機能を記載す 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備の構成及び機能る。

設置許可申請書 添付書類八：[原子炉格納施設]－[原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備]－[概要]【図】原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備系統概要図（格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部への注水）【図】原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備系統概要図（格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への
注水）【図】原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備系統概要図（低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水）【図】原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備系統概要図（低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水）【図】原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備系統概要図（高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水）【図】原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備系統概要図（ほう酸水注入系による進展抑制）

 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備(格納容器下部注水系(常設／可搬型)(ドライウェルサンプへの溶融炉心の流入を抑制する設備であるコ

 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備の設計方針
設置許可申請書 添付書類八リウムシールドを含む))について、以下の項目を含めて設計方針を記載する。

：[原子炉格納施設]－[原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備]

 原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却に用いる設備－[設計方針] 溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止に用いる設備
 多重性又は多様性及び独立性，位置的分散
 悪影響防止

3-137

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説

 容量等
 環境条件等
 操作性の確保
 基本設計方針（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：原子炉格納施設の基本設計方針、適用基準及び適用規格

 適用基準及び適用規格（設工認による）：原子炉格納施設の設計条件に関する説明書 別添 2「コリウムシールドの設計」
 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備の主要設備の仕様について記載する。また、以下の項目について記載する。

 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備の主要設備の仕様
設置許可申請書 添付書類八：[原子炉格納施設]－[原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備]－[主要設備及び仕様]【表】原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備の主要機器
仕様

 主要設備の要目、また別途指定する項目についての設定根拠（設工認によ

設計及び工事計画認可申請書：原子炉格納施設（圧力低減設備その他の安全設備（原子炉格納容器安全設る）備））に係る要目表
・格納容器下部注水系
・復水移送ポンプ（ポンプ：種類、容量、揚程、最高使用圧力、最高
使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所／原動機：種類、出力、個数及び取付箇所）
・復水貯蔵槽（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）
・原子炉格納容器（種類、最高使用圧力、最高使用温度、設計漏えい率、主要寸法、材料及び個数）
・原子炉格納容器配管貫通部（貫通部番号、種類、個数、最高使用圧
力、最高使用温度、構成、主要寸法及び材料）
・可搬型格納容器下部注水系
・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（ポンプ：種類、容量、吐出圧力、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所／原動機：種類、出力、個数及び取付箇所）
・防火水槽（6・7 号機共用）・可搬型ストレーナ（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）
・可搬型代替注水ポンプ用ホース（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ、材料、個数及び取付箇所）
・原子炉格納容器（種類、最高使用圧力、最高使用温度、設計漏えい率、主要寸法、材料及び個数）
・原子炉格納容器配管貫通部（貫通部番号、種類、個数、最高使用圧
力、最高使用温度、構成、主要寸法及び材料）
・低圧代替注水系
・復水移送ポンプ（ポンプ：種類、容量、揚程、最高使用圧力、最高
使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所／原動機：種類、出力、個数及び取付箇所）
・復水貯蔵槽（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・逃がし弁（種類、吹出圧力、吹出量、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）
・原子炉圧力容器（種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及並びに監視試験片の種類・初装荷個数・取付箇所）
・給水スパージャ（種類、主要寸法、材料及び個数）
・低圧注水スパージャ（同上）・原子炉格納容器配管貫通部（貫通部番号、種類、個数、最高使用圧
力、最高使用温度、構成、主要寸法及び材料）
・可搬型低圧代替注水系
・可搬式代替注水ポンプ（A-2 級）（ポンプ：種類、容量、吐出圧力、

3-138

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所／原動機：種類、出力、個数及び取付箇所）
・可搬型ストレーナ（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・逃がし弁（種類、吹出圧力、吹出量、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）
・可搬型代替注水ポンプ用ホース（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ、材料、個数及び取付箇所）
・原子炉圧力容器（種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及並びに監視試験片の種類・初装荷個数・取付箇所）
・給水スパージャ（種類、主要寸法、材料及び個数）
・低圧注水スパージャ（同上）・原子炉格納容器配管貫通部（貫通部番号、種類、個数、最高使用圧
力、最高使用温度、構成、主要寸法及び材料）
・高圧代替注水系
・ポンプ（ポンプ：種類、容量、揚程、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所／原動機：種類、出力、個数及び取付箇所）・復水貯蔵槽（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）
・原子炉圧力容器（種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数／監視試験片：種類、初装荷個数及び取付箇所）
・給水スパージャ（種類、主要寸法、材料及び個数）
・原子炉格納容器配管貫通部（貫通部番号、種類、個数、最高使用圧
力、最高使用温度、構成、主要寸法及び材料）
・ほう酸水注入系
・ポンプ（ポンプ：種類、容量、吐出圧力、最高使用圧力、最高使用
温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所／原動機：種類、出力、個数及び取付箇所）
・貯蔵タンク（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・逃がし弁（種類、吹出圧力、吹出量、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）
・原子炉圧力容器（種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料及び個数／監視試験片：種類、初装荷個数及び取付箇所）
・高圧炉心注水スパージャ（種類、主要寸法、材料及び個数）
・高圧炉心注水系配管（原子炉圧力容器内部）（同上）
・原子炉格納容器配管貫通部（貫通部番号、種類、個数、最高使用圧
力、最高使用温度、構成、主要寸法及び材料）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（圧力低減設備その他の安全設備(原子炉格納容器安全設備)）
・格納容器下部注水系
・復水移送ポンプ（容量、揚程、最高使用圧力、最高使用温度、原動機出力及び個数）・復水貯蔵槽（容量、最高使用圧力、最高使用温度及び個数）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度及び外径）・原子炉格納容器（最高使用圧力、最高使用温度、設計漏えい率及び個数）
・原子炉格納容器配管貫通部（最高使用圧力、最高使用温度、外径、構成び個数）
・可搬型格納容器下部注水系
・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（容量、吐出圧力、最高使用圧力、最高使用温度、原動機出力及び個数）
・可搬型ストレーナ（容量、最高使用圧力、最高使用温度及び個数）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度及び外径）・可搬型代替注水ポンプ用ホース（最高使用圧力、最高使用温度、外径及び個数）

3-139

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
・原子炉格納容器（最高使用圧力、最高使用温度、設計漏えい率及び個数）
・原子炉格納容器配管貫通部（最高使用圧力、最高使用温度、外径、構成び個数）
・低圧代替注水系
・復水移送ポンプ（容量、揚程、最高使用圧力、最高使用温度、原動機出力及び個数）・復水貯蔵槽（容量、最高使用圧力、最高使用温度及び個数）
・逃がし弁（吹出圧力及び個数）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度及び外径）
・原子炉圧力容器（同上）・給水スパージャ（個数）・低圧注水スパージャ（同上）・原子炉格納容器配管貫通部（最高使用圧力、最高使用温度、外径、構成び個数）
・可搬型低圧代替注水系
・可搬式代替注水ポンプ（A-2 級）（容量、吐出圧力、最高使用圧力、最高使用温度、原動機出力及び個数）
・可搬型ストレーナ（容量、最高使用圧力、最高使用温度及び個数）
・逃がし弁（吹出圧力及び個数）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度及び外径）・可搬型代替注水ポンプ用ホース（最高使用圧力、最高使用温度、外径及び個数）
・原子炉圧力容器（最高使用圧力、最高使用温度及び個数）
・給水スパージャ（個数）・低圧注水スパージャ（同上）・原子炉格納容器配管貫通部（最高使用圧力、最高使用温度、外径、構成び個数）
・高圧代替注水系
・ポンプ（容量、揚程、最高使用圧力、最高使用温度、原動機出力及び個数）
・復水貯蔵槽（容量、最高使用圧力、最高使用温度及び個数）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度及び外径）
・原子炉圧力容器（最高使用圧力、最高使用温度及び個数）
・給水スパージャ（個数）・原子炉格納容器配管貫通部（最高使用圧力、最高使用温度、外径、構成び個数）
・ほう酸水注入系
・ポンプ（容量、吐出圧力、最高使用圧力、最高使用温度、原動機出力及び個数）
・貯蔵タンク（容量、最高使用圧力、最高使用温度及び個数）
・逃がし弁（吐出圧力及び個数）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度及び外径）
・原子炉圧力容器（最高使用圧力、最高使用温度及び個数）
・高圧炉心注水スパージャ（個数）・高圧炉心注水配管（原子炉圧力容器内部）（同上）
・原子炉格納容器配管貫通部（最高使用圧力、最高使用温度、外径、構成び個数）

 主要機器の配置図、構造図及び系統図（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：原子炉格納施設に係る機器の配置を明示した図面（圧力低減設備その他の安全設備(原子炉格納容器安全設備）)：原子炉格納施設の構造図（原子炉格納容器安全設備）
・格納容器下部注水系
・復水移送ポンプ
・復水貯蔵槽・原子炉格納容器・原子炉格納容器配管貫通部
・可搬型格納容器下部注水系
・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）
・可搬型ストレーナ

3-140

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
・原子炉格納容器・原子炉格納容器配管貫通部
・低圧代替注水系
・復水移送ポンプ
・復水貯蔵槽
・逃がし弁
・原子炉圧力容器
・給水スパージャ・低圧注水スパージャ
・原子炉格納容器配管貫通部
・可搬型低圧代替注水系
・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）
・可搬型ストレーナ
・逃がし弁
・原子炉圧力容器
・給水スパージャ・低圧注水スパージャ
・原子炉格納容器配管貫通部
・高圧代替注水系
・ポンプ
・復水貯蔵槽
・原子炉圧力容器
・給水スパージャ・原子炉格納容器配管貫通部
・ほう酸水注入系
・ポンプ
・貯蔵タンク
・逃がし弁
・原子炉圧力容器
・高圧炉心注水スパージャ
・高圧炉心注水系配管（原子炉圧力容器内部）
・原子炉格納容器配管貫通部：原子炉格納施設の系統図（原子炉格納容器安全設備）（重大事故等対処設備）

 耐震重要度分類に応じた耐震性に関する説明（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：耐震性に関する説明書（原子炉格納施設）
・格納容器下部注水系
・復水移送ポンプ
・復水貯蔵槽
・主配管
・原子炉格納容器・原子炉格納容器配管貫通部
・可搬型格納容器下部注水系
・主配管
・原子炉格納容器・原子炉格納容器配管貫通部
・低圧代替注水系
・復水移送ポンプ
・復水貯蔵槽
・主配管
・原子炉圧力容器
・給水スパージャ・低圧注水スパージャ
・原子炉格納容器配管貫通部
・可搬型低圧代替注水系
・主配管
・原子炉圧力容器
・給水スパージャ・低圧注水スパージャ
・原子炉格納容器配管貫通部
・高圧代替注水系

3-141

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
・ポンプ
・復水貯蔵槽
・主配管
・原子炉圧力容器
・給水スパージャ・原子炉格納容器配管貫通部
・ほう酸水注入系
・ポンプ
・貯蔵タンク
・主配管
・原子炉圧力容器
・高圧炉心注水スパージャ
・高圧炉心注水系配管（原子炉圧力容器内部）
・原子炉格納容器配管貫通部

 技術基準規則で分類されるクラスに応じた強度評価の内容（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：強度に関する説明書（原子炉格納施設）
・低圧代替注水系、可搬型低圧代替注水系、高圧代替注水系
・給水スパージャの応力計算書
・低圧注水スパージャの応力計算書
・ほう酸水注入系
・高圧炉心注水スパージャの応力計算書
・高圧炉心注水系配管（原子炉圧力容器内部）の応力計算書（重大事故等クラス 2 容器）
・格納容器下部注水系
・復水貯蔵槽の強度計算書
・原子炉格納容器の強度計算書
・原子炉格納容器配管貫通部の強度計算書
・可搬型格納容器下部注水系
・原子炉格納容器の強度計算書
・原子炉格納容器配管貫通部の強度計算書
・低圧代替注水系
・復水貯蔵槽の強度計算書
・原子炉圧力容器の強度計算書
・原子炉格納容器配管貫通部の強度計算書
・可搬型低圧代替注水系
・原子炉圧力容器の強度計算書
・原子炉格納容器配管貫通部の強度計算書
・高圧代替注水系
・復水貯蔵槽の強度計算書
・原子炉圧力容器の強度計算書
・原子炉格納容器配管貫通部の強度計算書
・ほう酸水注入系
・貯蔵タンクの強度計算書
・原子炉圧力容器の強度計算書
・原子炉格納容器配管貫通部の強度計算書（重大事故等クラス 2 管）・格納容器下部注水系
・主配管の強度計算書
・可搬型格納容器下部注水系
・主配管の強度計算書
・低圧代替注水系
・主配管の強度計算書
・可搬型低圧代替注水系
・主配管の強度計算書
・高圧代替注水系
・主配管の強度計算書
・ほう酸水注入系
・主配管の強度計算書（重大事故等クラス 2 ポンプ）
・格納容器下部注水系、低圧代替注水系

3-142

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
・復水移送ポンプの強度計算書
・高圧代替注水系
・ポンプの強度計算書
・ほう酸水注入系
・ポンプの強度計算書（重大事故等クラス 3 容器）
・可搬型格納容器下部注水系、可搬型低圧代替注水系
・可搬型ストレーナの強度計算書（重大事故等クラス 3 管）・可搬型格納容器下部注水系、可搬型低圧代替注水系
・可搬型代替注水ポンプ用ホースの強度計算書（重大事故等クラス 3 ポンプ）・可搬型格納容器下部注水系、可搬型低圧代替注水系
・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の強度計算書

 安全弁及び逃がし弁の吹き出し量計算書（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：安全弁及び逃がし弁の吹出量計算書（原子炉格納施設）《逃がし弁について重大事故等対処設備として必要となる吹出量の設
定根拠を説明し、吹出量の妥当性を確認》

 重大事故時の原子炉格納容器内へのスプレイ注入するポンプが正常に機能設計及び工事計画認可申請書：非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備のポンプの有効吸込水頭に関すする説明（設工認による）る説明書《サプレッションプール又はサプレッションプールを除くタンク等を水源とするポンプの有効 NPSH の評価》
 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備の試験可能性に係る設計

 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備の試験可能性に係る設計上の考慮について記載する。

上の考慮
設置許可申請書 添付書類八：[原子炉格納施設]－[原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備]－[試験検査]3.9.5 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

3.9.5 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

 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の構成及び概要を

 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の構成及び概要記載する。

設置許可申請書 添付書類八：[原子炉格納施設]－[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]－[概要]【図】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系統
概要図（格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出）【図】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系統
概要図（耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出）【図】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系統
概要図（水素濃度監視設備及び酸素濃度監視設備）

 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(格納容器圧力逃が 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の設計方針

し装置，耐圧強化ベント系)について、以下の項目を含めて設計方針を記載する。

設置許可申請書 添付書類八：[原子炉格納施設]－[水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するた 炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉格納容器水素爆発防止めの設備]－[設計方針]

 原子炉格納容器内の水素濃度監視及び酸素濃度監視
 多様性、位置的分散
 悪影響防止
 容量等
 環境条件等
 操作性の確保
 基本設計方針（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：原子炉格納施設の基本設計方針、適用基準及び適用規格

 適用基準及び適用規格（設工認による）
 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の主要設備の仕様について記載する。また、以下の項目について記載する。

 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の主要設備の仕様
設置許可申請書 添付書類八

3-143

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説：[原子炉格納施設]－[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]－[主要設備及び仕様]【表】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の主要機器仕様

 水素ガス濃度を計測する装置及び再結合装置の要目、また別途指定する項

設計及び工事計画認可申請書：原子炉格納施設（圧力低減設備その他の安全設備(可燃性ガス濃度制御設

目についての設定根拠（設工認による）備)）に係る要目表
・格納容器圧力逃がし装置
・ドレン移送ポンプ（ポンプ：種類、容量、揚程、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所／原動機：種類、出力、個数及び取付箇所）
・可搬型スクラバ水 pH 制御設備用ポンプ（ポンプ：種類、容量、吐出圧力、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数
及び取付箇所／原動機：種類、出力、個数及び取付箇所）
・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（同上）・可搬型窒素供給装置（圧縮機：種類、容量、吐出圧力、主要寸法、個数及び取付箇所／原動機：種類、出力、個数及び取付箇所）
・ドレンタンク（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・フィルタ装置（容器：種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所／フィルタ：種類、効率、主要寸法、個数及び取付箇所）
・よう素フィルタ（同上）・可搬型遠隔空気駆動弁操作用ボンベ（同上）・主要弁（種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）
・可搬型代替注水ポンプ用ホース（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ、材料、個数及び取付箇所）
・可搬型窒素供給装置用ホース（同上）・可搬型スクラバ水 pH 制御設備用ホース（同上）・可搬型ストレーナ（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・原子炉格納容器（種類、最高使用圧力、最高使用温度、設計漏えい率、主要寸法、材料及び個数）
・原子炉格納容器配管貫通部（貫通部番号、種類、個数、最高使用圧
力、最高使用温度、構成、主要寸法及び材料）
・ラプチャーディスク（フィルタ装置出口側、よう素フィルタ出口側）（設定破裂圧力、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・耐圧強化ベント系
・可搬型窒素供給装置（圧縮機：種類、容量、吐出圧力、主要寸法、個数及び取付箇所／原動機：種類、出力、個数及び取付箇所）
・可搬型遠隔空気駆動弁操作用ボンベ（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・主要弁（種類、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、駆動方法、個数及び取付箇所）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）
・可搬型窒素供給装置用ホース（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ、材料、個数及び取付箇所）
・主排気筒（種類、主要寸法、材料、個数）
・原子炉格納容器（種類、最高使用圧力、最高使用温度、設計漏えい率、主要寸法、材料及び個数）
・原子炉格納容器配管貫通部（貫通部番号、種類、個数、最高使用圧
力、最高使用温度、構成、主要寸法及び材料）：その他発電用原子炉の附属施設（非常用電源設備（非常用発電装置））に係る要目表
・可搬型窒素供給装置用電源設備
・可搬型窒素供給装置用可搬型電源設備用内燃機関（機関：種類、出力、回転速度、燃料の種類及び使用量、個数及び取付箇所／過給機：種類、出口の圧力、回転速度、個数及び取付箇所）

3-144

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
・可搬型窒素供給装置用可搬型電源設備用調速装置及び非常調速装置（種類）
・可搬型窒素供給装置用可搬型電源設備用機関付冷却水ポンプ（種類、容量、個数及び取付箇所）
・可搬型窒素供給装置用可搬型電源設備用燃料タンク（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・可搬型窒素供給装置用可搬型電源設備（種類、容量、主要寸法、力率、電圧、相、周波数、回転速度、結線法、冷却方法、個数及び取付箇所）
・可搬型窒素供給装置用可搬型電源設備用励磁装置（種類、容量、個数及び取付箇所）・可搬型窒素供給装置用可搬型電源設備用保護継電装置（種類）・可搬型窒素供給装置用可搬型電源設備（原動機との連結方法）
・可搬型窒素供給装置用可搬型電源設備（常用電源設備との切替方法）：放射線管理施設（放射線管理用計測装置）に係る要目表
・格納容器圧力逃がし装置
・フィルタ装置出口放射線モニタ（検出器の種類、計測範囲、警報動
作範囲、取付箇所及び個数）
・耐圧強化ベント系
・耐圧強化ベント系放射線モニタ（検出器の種類、計測範囲、警報動
作範囲、取付箇所及び個数）：計測制御系統施設（計測装置）に係る要目表
・水素濃度監視設備及び酸素濃度監視設備
・格納容器内酸素濃度（検出器の種類、計測範囲、警報動作範囲、個数及び取付箇所）
・格納容器内水素濃度（同上）・格納容器内水素濃度（SA）（同上）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉格納容器、圧力低減設備
その他の安全設備（可燃性ガス濃度制御設備））
・格納容器圧力逃がし装置
・ドレン移送ポンプ（容量、揚程、最高使用圧力、最高使用温度、原
動機出力及び個数）・可搬型スクラバ水 pH 制御設備用ポンプ（容量、吐出圧力、最高使
用圧力、最高使用温度、原動機出力及び個数）
・可搬式代替注水ポンプ（A-2 級）（同上）・可搬型窒素供給装置（容量、吐出圧力、原動機出力及び個数）・ドレンタンク（容量、最高使用圧力、最高使用温度及び個数）・フィルタ装置（容量、最高使用圧力、最高使用温度、効率及び個数）・よう素フィルタ（同上）・可搬型遠隔空気駆動弁操作用ボンベ（容量、最高使用圧力、最高使用温度及び個数）・主要弁（最高使用圧力、最高使用温度及び個数）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）
・可搬型代替注水ポンプ用ホース（最高使用圧力、最高使用温度、外径及び個数）
・可搬型窒素供給装置用ホース（同上）・可搬型スクラバ水 pH 制御設備用ホース（同上）・可搬型ストレーナ（容量、最高使用圧力、最高使用温度及び個数）
・原子炉格納容器（最高使用圧力、最高使用温度、設計漏えい率及び個数）
・原子炉格納容器配管貫通部（最高使用圧力、最高使用温度、外径、構成及び個数）・ラプチャーディスク（フィルタ装置出口側、よう素フィルタ出口側）（設定破裂圧力及び個数）
・耐圧強化ベント系
・可搬型窒素供給装置（容量、吐出圧力、原動機出力及び個数）
・可搬型遠隔空気駆動弁操作用ボンベ（容量、最高使用圧力、最高使用温度及び個数）・主要弁（最高使用圧力、最高使用温度及び個数）

3-145

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度及び外径）・可搬型窒素供給装置用ホース（最高使用圧力、最高使用温度、外径、及び個数）
・主排気筒（個数）・原子炉格納容器（最高使用圧力、最高使用温度、設計漏えい率及び個数）
・原子炉格納容器配管貫通部（最高使用圧力、最高使用温度、外径、構成及び個数）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（非常用発電装置）
・可搬型窒素供給装置用電源設備
・可搬型窒素供給装置用可搬型電源設備用内燃機関（機関：個数／過給機：個数）
・可搬型窒素供給装置用可搬型電源設備用機関付冷却水ポンプ（容量及び個数）・可搬型窒素供給装置用可搬型電源設備用燃料タンク（容量、最高使
用圧力、最高使用温度及び個数）
・可搬型窒素供給装置用可搬型電源設備（容量及び個数）
・可搬型窒素供給装置用可搬型電源設備用励磁装置（同上）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（放射線管理用計測装置）
・格納容器圧力逃がし装置
・フィルタ装置出口放射線モニタ（個数）・耐圧強化ベント系
・耐圧強化ベント系放射線モニタ（個数）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（計測装置）
・水素濃度監視装置及び酸素濃度監視装置
・格納容器内酸素濃度（個数）・格納容器内水素濃度（同上）・格納容器内水素濃度（SA）（同上） 主要機器の配置図、構造図及び系統図（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：原子炉格納施設に係る機器の配置を明示した図面（圧力低減設備その他の安全設備（可燃性ガス濃度制御設備））：非常用発電装置に係る機器の配置を明示した図面（可搬型窒素供給装置用
電源設備）：原子炉格納施設の構造図（可燃性ガス濃度制御設備）
・格納容器圧力逃がし装置
・ドレン移送ポンプ
・可搬型スクラバ水 pH 制御設備用ポンプ
・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）
・可搬型窒素供給装置
・ドレンタンク・フィルタ装置
・よう素フィルタ
・可搬型遠隔空気駆動弁操作用ボンベ
・主要弁
・ 可搬型ストレーナ
・原子炉格納容器・原子炉格納容器配管貫通部
・ラプチャーディスク（フィルタ装置出口側、よう素フィルタ出口側）
・耐圧強化ベント系
・可搬型窒素供給装置
・可搬型遠隔空気駆動弁操作用ボンベ
・主要弁
・主排気筒
・原子炉格納容器・原子炉格納容器配管貫通部：非常用発電装置の構造図（可搬型窒素供給装置用電源設備）
・可搬型窒素供給装置用可搬型電源設備用燃料タンク
・可搬型窒素供給装置用可搬型電源設備
・可搬型窒素供給装置用可搬型電源設備用保護継電装置：原子炉格納施設の系統図（可燃性ガス濃度制御設備）（重大事故等対処設備）

3-146

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説

 耐震重要度分類に応じた耐震性に関する説明（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：耐震性に関する説明書（原子炉格納施設）
・格納容器圧力逃がし装置
・ドレン移送ポンプ
・ドレンタンク・フィルタ装置
・よう素フィルタ
・主配管
・原子炉格納容器・原子炉格納容器配管貫通部・耐圧強化ベント系
・主配管
・主排気筒
・原子炉格納容器・原子炉格納容器配管貫通部：耐震性に関する説明書（放射線管理施設）
・格納容器圧力逃がし装置
・フィルタ装置出口放射線モニタ
・耐圧強化ベント系
・耐圧強化ベント系放射線モニタ：耐震性に関する説明書（計測制御系統施設）
・水素濃度監視設備及び酸素濃度監視設備
・格納容器内酸素濃度
・格納容器内水素濃度
・格納容器内水素濃度（SA）

 技術基準規則で分類されるクラスに応じた強度評価の内容（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：強度に関する説明書（原子炉格納施設）（重大事故等クラス 2 容器）
・格納容器圧力逃がし装置
・ドレンタンクの強度計算書
・フィルタ装置の強度計算書
・よう素フィルタの強度計算書
・原子炉格納容器の強度計算書
・原子炉格納容器配管貫通部の強度計算書
・耐圧強化ベント
・原子炉格納容器の強度計算書
・原子炉格納容器配管貫通部の強度計算書（重大事故等クラス 2 管）・格納容器圧力逃がし装置
・主配管の強度計算書
・耐圧強化ベント・主配管の強度計算書（重大事故等クラス 2 ポンプ）
・格納容器圧力逃がし装置
・ドレン移送ポンプの強度計算書（重大事故等クラス 2 弁）
・格納容器圧力逃がし装置
・主要弁の強度計算書
・耐圧強化ベント・主要弁の強度計算書（重大事故等クラス 3 容器）
・格納容器圧力逃がし装置
・可搬型遠隔空気駆動弁操作用ボンベの強度計算書
・可搬型ストレーナの強度計算書
・耐圧強化ベント系
・可搬型遠隔空気駆動弁操作用ボンベの強度計算書（重大事故等クラス 3 管）・格納容器圧力逃がし装置
・可搬型代替注水ポンプ用ホースの強度計算書

3-147

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
・可搬型スクラバ水 pH 制御設備用ホース
・可搬型窒素供給装置用ホース
・耐圧強化ベント系
・可搬型窒素供給装置用ホース（重大事故等クラス 3 ポンプ）
・格納容器圧力逃がし装置
・可搬型スクラバ水 pH 制御設備用ポンプの強度計算書
・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の強度計算書：強度に関する説明書（非常用電源設備（可搬型窒素供給装置用電源設備））
・可搬型窒素供給装置用可搬型電源設備用燃料タンクの強度計算書（重大事故等クラス 3 ポンプ）・可搬型窒素供給装置用可搬型電源設備用機関付冷却水ポンプの強度計算書

 原子炉格納容器の水素ガス濃度を低減するための設備の性能についての説

設計及び工事計画認可申請書：原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する説明書

明（設工認による）
 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の試験可能性に係

 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の試験可能性に係る設計上の考慮、及び健全性を確認するために実施する試験検査について記載する設計上の考慮、及び健全性を確認する試験検査る。

設置許可申請書 添付書類八：[原子炉格納施設]－[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]－[試験検査]
その他
使用前検査及び定期事業者検査要領書を参照

3.9.6 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

3.9.6 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

 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の構成及び概要を記

 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の構成及び概要載する。

設置許可申請書 添付書類八：[原子炉格納施設]－[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]－[概要]【図】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構造図（静的触媒式水素再結合器による水素濃度の上昇抑制）【図】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系統概要図（静的触媒式水素再結合器による水素濃度の上昇抑制）【図】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系統概要図（原子炉建屋水素濃度監視設備による水素濃度測定）

 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(静的触媒式水素再結合器及びその動作監視装置または原子炉建屋内の水素排出設備(両方を使用する

 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の設計方針
設置許可申請書 添付書類八場合も含む)，原子炉建屋水素濃度監視設備)について、以下の項目を含めて設計：[原子炉格納施設]－[水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するため

方針を記載する。

の設備]－[設計方針]

 静的触媒式水素再結合器による水素濃度の上昇抑制 (プラントに応じた当該対策設備を記載することとする)
 水素濃度監視 多様性、位置的分散
 悪影響防止
 容量等
 環境条件等
 操作性の確保
 基本設計方針（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：原子炉格納施設の基本設計方針、適用基準及び適用規格

 適用基準及び適用規格（設工認による）
 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の主要設備の仕様について記載する。また、以下の項目について記載する。

 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の主要設備の仕様
設置許可申請書 添付書類八：[原子炉格納施設]－[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]－[主要設備及び仕様]【表】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の主要
機器仕様

3-148

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説

 水素ガス濃度を計測する装置の要目、また別途指定する項目についての設設計及び工事計画認可申請書：原子炉格納施設（圧力低減設備その他の安全設備（可燃性ガス濃度制御設

定根拠（設工認による）備））に係る要目表
・水素濃度抑制系
・静的触媒式水素再結合器（再結合装置：種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、再結合効率、主要寸法、材料、個数及び取付箇
所／電熱器：種類、容量、個数及び取付箇所）
・原子炉建屋原子炉区域（二次格納施設）（種類、設計気密度、主要寸法、材料及び個数）
・原子炉建屋機器搬出入口（主要寸法及び個数）
・原子炉建屋エアロック（同上）：計測制御系統施設（計装装置）に係る要目表
・原子炉建屋水素濃度（検出器の種類、計測範囲、警報動作範囲、個数及び取付箇所）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（圧力低減設備その他の安全設備（可燃性ガス濃度制御設備））
・静的触媒式水素再結合器（容量、最高使用圧力、最高使用温度、再結合効率及び個数）
・原子炉建屋原子炉区域（二次格納施設）（個数）・原子炉建屋機器搬出入口（同上）・原子炉建屋エアロック（同上）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（計測装置）
・原子炉建屋水素濃度（個数） 主要機器の配置図、構造図及び系統図（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：原子炉格納施設に係る機器の配置を明示した図面（圧力低減設備その他の安全設備（可燃性ガス濃度制御設備））：原子炉格納施設の構造図（可燃性ガス濃度制御設備）
・水素濃度抑制系
・静的触媒式水素再結合器
・原子炉建屋原子炉区域（二次格納施設）
・原子炉建屋機器搬出入口
・原子炉建屋エアロック：計測制御系統施設の構造図（計測装置）
・原子炉建屋水素濃度

 耐震重要度分類に応じた耐震性に関する説明（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：耐震性に関する説明書（原子炉格納施設）
・静的触媒式水素再結合器
・原子炉建屋原子炉区域（二次格納施設）
・原子炉建屋機器搬出入口
・原子炉建屋エアロック：耐震性に関する説明書（計測制御系統施設）
・原子炉建屋水素濃度

 技術基準規則で分類されるクラスに応じた強度評価の内容（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：強度に関する説明書（原子炉格納施設）
・静的触媒式水素再結合器の強度計算書

 原子炉格納容器の水素ガス濃度を低減するための設備の性能についての説

設計及び工事計画認可申請書：原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する説明書

明（設工認による）
 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の試験可能性に係る

 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の試験可能性に係る設計上の考慮、及び健全性を確認するために実施する試験検査について記載す

設計上の考慮、及び健全性を確認する試験検査る。

設置許可申請書 添付書類八：[原子炉格納施設]－[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]－[試験検査]
その他
使用前検査及び定期事業者検査要領書を参照

3-149

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説

3.9.7 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備

3.9.7 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備

 炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール内の燃料体

 炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷に至った場合において使用する重大事故対処設備の概要を記載

等の著しい損傷に至った場合において使用する重大事故対処設備の概要する。

設置許可申請書 添付書類八：[原子炉格納施設]－[発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備]－[概要]【図】発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備系統概要図（原子炉建屋放水設備による大気への放射性物資の拡散抑制）【図】発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備配置図（海洋拡散抑制設備による海洋への放射性物資の拡散抑制）【図】発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備系統概要図（原子炉建屋放水設備による航空機燃料火災への泡消火）

 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備(原子炉建屋放水設備，海 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備の設計方針

洋拡散抑制設備)について、以下の項目を含めて設計方針を記載する。

設置許可申請書 添付書類八 炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール内燃料：[原子炉格納施設]－[発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備]

体等の著しい損傷時に用いる設備(大気及び海洋への放射性物質の拡散抑－[設計方針]制)
 原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災時に用いる設備
 多様性、位置的分散
 悪影響防止
 容量等
 環境条件等
 操作性の確保
 基本設計方針（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：原子炉格納施設の基本設計方針、適用基準及び適用規格

 適用基準及び適用規格（設工認による）
 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備の主要設備の仕様につい 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備の主要設備の仕様て記載する。また、以下の項目について記載する。

設置許可申請書 添付書類八：[原子炉格納施設]－[発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備]－[主要設備及び仕様]【表】発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備の主要機器
仕様

 主要設備の要目、また別途指定する項目について設定根拠（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：原子炉格納施設（圧力低減設備その他の安全設備（原子炉格納容器安全設備））に係る要目表
・原子炉建屋放水設備
・可搬型大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）（ポンプ：種類、容量、
吐出圧力、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数
及び取付箇所／原動機：種類、出力、個数及び取付箇所）
・可搬型泡原液搬送車（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・可搬型大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）用ホース（最高使用圧
力、最高使用温度、外径、厚さ、材料、個数及び取付箇所）
・可搬型放水砲（同上）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（圧力低減設備その他の安全設
備（原子炉格納容器安全設備））
・原子炉建屋放水設備
・可搬型大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）（容量、吐出圧力、最高使用圧力、最高使用温度、原動機出力及び個数）
・可搬型泡原液搬送車（容量、最高使用圧力、最高使用温度及び個数）
・可搬型大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）用ホース（最高使用
圧力、最高使用温度、外径及び個数）
・可搬型放水砲（同上） 主要機器の配置図、構造図及び系統図（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：原子炉格納施設に係る機器の配置を明示した図面（圧力低減設備その他の

3-150

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
安全設備（原子炉格納容器安全設備））：原子炉格納施設の構造図（原子炉格納容器安全設備）
・原子炉建屋放水設備
・可搬型大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）
・可搬型泡原液搬送車：原子炉格納施設の系統図（原子炉格納容器安全設備）（重大事故等対処設備）

 技術基準規則で分類されるクラスに応じた強度評価の内容（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：強度に関する説明書（原子炉格納施設）
・原子炉建屋放水設備（重大事故等クラス 3 容器）
・可搬型泡原液搬送車の強度計算書（重大事故等クラス 3 管）・可搬型大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）用ホースの強度計算書
・可搬型放水砲の強度計算書（重大事故等クラス 3 ポンプ）・可搬型大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）の強度計算書

 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備の試験可能性に係る設計上の考慮、及び健全性を確認するために実施する試験検査について記載する。

 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備の試験可能性に係る設計上の考慮、及び健全性を確認するために実施する試験検査
設置許可申請書 添付書類八：[原子炉格納施設]－[発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備]－[試験検査]その他
使用前検査及び定期事業者検査要領書を参照

3.9.8 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（具体的な記載内容は「3.5.7 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備」を

3.9.8 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備『[3] 3.5.7』参照、以下省略

参照）

3-151

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説

3.10 その他発電用原子炉の附属施設

3.10 その他発電用原子炉の附属施設

3.10.1-1 非常用電源設備（通常運転時）

3.10.1-1 非常用電源設備（通常運転時）

 非常用電源設備の構成及び機能について、以下の項目を含めて記載する。

 非常用電源設備の構成及び機能設置許可申請書 添付書類八 所内電源設備の構成：[その他発電用原子炉の附属施設]－[非常用電源設備]－[通常運転時等]

 単一故障、多重性および系統分離の考え方－[概要]
 非常用電源設備について、以下の項目を含めて設計方針を記載する。

 非常用電源設備の設計方針

 電源系統の多様性（多重性）

設置許可申請書 添付書類八 単一故障基準との整合性：[その他発電用原子炉の附属施設]－[非常用電源設備]－[通常運転時等]

 電源系統の独立性－[設計方針] 電源系統の容量と能力
 基本設計方針（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：非常用電源設備の基本設計方針、適用基準及び適用規格

 適用基準及び適用規格（設工認による）
 電源装置の出力の決定に関する説明（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：非常用発電装置の出力の決定に関する説明書

 非常用電源設備の主要設備（以下の主要系統・設備を含む）の構成、仕様、及び

 非常用電源設備の主要設備の構成、仕様、及び概要

概要を記載する。

設置許可申請書 添付書類八：{[その他発電用原子炉の附属施設]－[非常用電源設備]－[通常運転時等]}－[主要設備の仕様]【表】メタルクラッド開閉装置の主要機器仕様【表】パワーセンタの主要機器仕様【表】直流電源の主要機器仕様【表】計測制御用電源設備の主要機器仕様【表】非常用ディーゼル発電機の主要機器仕様



所内高圧系統（接続機器と給電、故障検知時の措置および単線結線図を含：{同上}－[主要設備]－[所内高圧系統]

む）【図】所内単線結線図

所内低圧系統（接続機器と給電、故障検知時の措置および単線結線図を含：{同上}－[主要設備]－[所内低圧系統]

む）【図】所内単線結線図

非常用ディーゼル発電機（外部電源喪失時のみまたは冷却材喪失事故と外：{同上}－[主要設備]－[ディーゼル発電機]

部電源喪失が同時に起こった場合の挙動、連続運転可能期間、接続される【図】工学的安全施設作動時における非常用ディーゼル発電機の負荷曲負荷、及び負荷曲線を含む）


線

直流電源設備（電源負荷、単線結線図、容量及びその根拠を含む）：{同上}－[主要設備]－[直流電源設備]【図】直流電源単線結線図



計測制御用電源設備（電源供給能力、単線結線図、保守点検含む）：{同上}－[主要設備]－[計測制御用電源設備]【図】計測制御用電源単線結線図



ケーブル及び電線路（多重性を有するケーブルの電気的・物理的分離の考：{同上}－[主要設備]－[ケーブル及び電線路]

え方、火災に対する考慮事項及び隔壁貫通部の処置を含む）


母線切替（事故・故障影響の波及防止、及び切替の考え方を含む）：{同上}－[主要設備]―[母線切替]

また、以下の項目について記載する。
 主要設備の要目、また別途指定する項目についての設定根拠（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：その他発電用原子炉の附属施設（非常用電源設備（常用電源設備との切替方法））に係る要目表
・非常用ディーゼル発電設備
・発電機：その他発電用原子炉の附属施設（非常用電源設備（非常用発電装置））に係る要目表
・非常用ディーゼル発電設備
・ディーゼル機関（機関：種類、出力、回転速度、燃料の種類及び使用量、個数及び取付箇所／過給機：種類、出口の圧力、回転速

3-152

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
度、個数及び取付箇所）
・調速装置（種類）・非常調速装置（同上）・機関付清水ポンプ（種類、容量、個数及び取付箇所）
・空気だめ（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・空気だめの安全弁（種類、吹出圧力、吹出量、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）・空気圧縮機（圧縮機：種類、容量、吹出圧力、主要寸法、個数及び取付箇所／原動機：種類、出力、個数及び取付箇所）
・燃料ディタンク（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・燃料移送ポンプ（ポンプ：種類、容量、吐出圧力、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所／原動機：
種類、出力、個数及び取付箇所）
・軽油タンク（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）
・発電機（種類、容量、主要寸法、力率、電圧、相、周波数、回転速度、結線法、冷却方法、個数及び取付箇所）
・励磁装置（種類、容量、個数及び取付箇所）
・保護継電装置（自動しゃ断用、警報用）（種類）・発電機（原動機との連結方法）：その他発電用原子炉の附属施設（非常用電源設備（その他の電源装置））に係る要目表・バイタル交流電源装置（種類、容量、電圧、周波数、主要寸法、個数及び取付箇所）・直流 125V 蓄電池（種類、容量、電圧、主要寸法、個数及び取付箇所）
・250V 系蓄電池（種類、容量、電圧及び個数）
・250V 系充電器（種類、容量、電圧、個数及び充電方式）
・125V 系充電器（同上）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（非常用発電装置）
・非常用ディーゼル発電設備
・ディーゼル機関（機関個数及び過給機個数）
・機関付清水ポンプ（容量及び個数）
・空気だめ（容量、最高使用圧力、最高使用温度及び個数）
・空気だめの安全弁（吹出圧力及び個数）
・空気圧縮機（容量、吹出圧力及び個数）
・燃料デイタンク（容量、最高使用圧力、最高使用温度及び個数）
・燃料移送ポンプ（容量、吐出圧力、最高使用圧力、最高使用温度、原動機出力及び個数）
・軽油タンク（容量、最高使用圧力、最高使用温度及び個数）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度及び外径）・発電機（容量及び個数）
・励磁装置（容量及び個数）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（その他の電源装置）
・電力貯蔵装置
・直流 125V 蓄電池（容量及び個数）

 機器配置図及び系統図、構造、燃料系統図（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：その他発電用原子炉の附属施設（非常用電源設備）に係る機器の配置を明示した図面（非常用発電装置、その他の電源設備）：その他発電用原子炉の附属施設（非常用電源設備）の系統図（設計基準対
象施設）：その他発電用原子炉の附属施設の構造図（非常用電源設備）
・非常用ディーゼル発電設備
・ディーゼル機関・空気だめ
・空気だめの安全弁

3-153

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
・空気圧縮機・燃料デイタンク
・燃料移送ポンプ・軽油タンク
・発電機
・励磁装置
・保護継電装置（自動しゃ断用、警報用）
・その他の電源装置
・直流 125V 蓄電池：その他発電用原子炉の附属施設（非常用電源設備）の燃料系統図（設計基
準対象施設）

 耐震重要度分類に応じた耐震性に関する説明（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：耐震性に関する説明書（その他発電用原子炉の附属施設）
・非常用ディーゼル発電設備
・ディーゼル機関
・空気だめ
・空気圧縮機・燃料デイタンク
・燃料移送ポンプ・軽油タンク・主配管
・発電機
・無停電電源装置
・バイタル交流電源設備
・電力貯蔵装置
・直流 125V 蓄電池

 技術基準規則で分類されるクラスに応じた強度評価の内容（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：強度に関する説明書（その他発電用原子炉の附属施設）
・非常用ディーゼル発電設備
・空気だめの強度計算書
・軽油タンクの強度計算書

 安全弁及び逃がし弁の吹出量計算書（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：非常用ディーゼル発電設備空気だめの安全弁の吹出量計算書

 非常用電源設備（以下の設備を含む）の健全性を確認するために実施する試験検査について記載する。


非常用ディーゼル発電機

蓄電池（非常用） 非常用電源設備の健全性を確認する試験検査
設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[非常用電源設備]－[通常運転時等]－[試験検査]その他
使用前検査及び定期事業者検査要領書を参照

3.10.1-2 非常用電源設備（重大事故等時）

3.10.1-2 非常用電源設備（重大事故等時）

 重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する非常用電源設備の構成、機 重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する非常用交流電源設備の構成、能及び概要を電力の供給先を含めて記載する。

機能及び概要設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[非常用電源設備]－[重大事故等時]－[非常用交流電源設備]－[概要] 重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する非常用交流電源設備につい 重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する非常用交流電源設備の設計て以下の項目を含めて設計方針を記載する。

方針

 悪影響防止設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[非常用電源設備]－[重大事故等時]

 容量等－[非常用交流電源設備]－[設計方針]

 環境条件等
 操作性の確保
 重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する非常用交流電源設備の主要
設備及び仕様を記載する。

 重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する非常用交流電源設備の主要
設備及び仕様

3-154

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[非常用電源設備]－[重大事故等時]－[非常用交流電源設備]－[主要設備及び仕様]【表】非常用電源設備（重大事故等時）の主要機器仕様

 重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する非常用交流電源設備の健全性を確認するために実施する試験検査について記載する。

 重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する非常用交流電源設備の健全性を確認する試験検査
設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[非常用電源設備]－[重大事故等時]－[非常用交流電源設備]－[試験検査]

 重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する非常用直流電源設備の概要
について全交流電源喪失に対する考慮事項を含めて記載する。

 重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する非常用直流電源設備の概要
設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[非常用電源設備]－[重大事故等時]－[非常用直流電源設備]－[概要] 重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する非常用直流電源設備につい 重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する非常用直流電源設備の設計て以下の項目を含めて設計方針を記載する。

方針

 悪影響防止設置許可申請書 添付書類八 容量等：[その他発電用原子炉の附属施設]－[非常用電源設備]－[重大事故等時]

 環境条件等－[非常用直流電源設備]－[設計方針]

 操作性の確保
 重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する非常用直流電源設備の主要
設備及び仕様を記載する。

 重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する非常用直流電源設備の主要
設備及び仕様
設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[非常用電源設備]－[重大事故等時]－[非常用直流電源設備]－[主要設備及び仕様]【表】非常用電源設備（重大事故等時）の主要機器仕様

 技術基準規則で分類されるクラスに応じた強度評価の内容（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：強度に関する説明書（その他発電用原子炉の附属施設）
・非常用ディーゼル発電設備
・軽油タンクの強度計算書（重大事故等クラス 2 容器）
・空気だめの強度計算書

 重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する非常用直流電源設備の健全性を確認するために実施する試験検査について記載する。

 重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する非非常用直流電源設備の健全性を確認する試験検査
設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[非常用電源設備]－[重大事故等時]－[非常用直流電源設備]－[試験検査]

3.10.2 代替電源設備

3.10.2 代替電源設備

 代替電源設備の概要及び機能について記載する。

 代替電源設備の概要及び機能設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[代替電源設備]－[概要]【図】代替電源設備系統概要図（常設及び可搬型代替交流電源設備による給電、号炉間電力融通電気設備による給電、所内蓄電池式直流電源設備及び常設代替直流電源設備による給電、可搬型直流電源
設備による給電、代替所内電気設備による給電、並びにタンクローリーによる給油） 代替電源設備について、以下の項目を含めて設計方針を記載する。
 代替交流電源設備による給電

 代替電源設備の設計方針
設置許可申請書 添付書類八 代替直流電源設備による給電：[その他発電用原子炉の附属施設]－[代替電源設備]－[設計方針]

 代替所内電気設備による給電
 燃料補給設備による給油
 多様性及び独立性,位置的分散
 悪影響防止 共用の禁止

3-155

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説

 容量等
 環境条件等
 操作性の確保
 試験可能性 基本設計方針（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：非常用電源設備の基本設計方針、適用基準及び適用規格

 適用基準及び適用規格（設工認による）
 電源装置の出力の決定に関する説明（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：非常用発電装置の出力の決定に関する説明書

 代替電源設備について、主要設備の仕様を記載する。また、以下の項目について 代替電源設備の主要設備の仕様記載する。

設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[代替電源設備]－[主要設備及び仕様]【表】代替電源設備の主要機器仕様

 主要設備の要目、また別途指定する項目についての設定根拠（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：その他発電用原子炉の附属施設（非常用電源設備（常用電源設備との切換方法））に係る要目表
・代替交流電源設備
・第一ガスタービン発電機
・電源車
・緊急時対策所代替電源設備
・緊急時対策所用可搬型電源設備：その他発電用原子炉の附属施設（非常用電源装置（非常用発電装置））に係る要目表
・代替交流電源設備
・第一ガスタービン発電機用ガスタービン（種類、出力、入口圧力、
出口圧力、入口温度、出口温度、設計外気温度、回転速度、被動機一体の危険速度、排出ガス量、個数及び取付箇所）
・第一ガスタービン発電機用調速装置（種類）・第一ガスタービン発電機用非常調速装置（同上）・可搬型電源車用内燃機関（機関：種類、出力、回転速度、燃料の種類及び使用量、個数及び取付箇所／過給機：種類、出口の圧力、回転速度、個数及び取付箇所）
・電源車用調速装置（種類）・電源車用非常調速装置（同上）・可搬型電源車用機関付冷却水ポンプ（種類、容量、個数及び取付箇所）
・可搬型電源車用車載燃料タンク（種類、容量、最高使用圧力、最高
使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ（ポンプ：種類、容量、揚程、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所／原動機：種類、出力、個数及び取付箇所）
・第一ガスタービン発電機用燃料タンク（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・第一ガスタービン発電機用燃料小出し槽（同上）・軽油タンク（同上）・可搬型タンクローリ（同上）・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）
・可搬型タンクローリ給油ライン接続用ホース（最高使用圧力、最高
使用温度、外径、厚さ、材料、個数及び取付箇所）
・第一ガスタービン発電機（種類、容量、主要寸法、力率、電圧、相、周波数、回転速度、結線法、冷却方法、個数及び取付箇所）
・可搬型電源車（同上）・第一ガスタービン発電機用励磁装置（種類、容量、個数及び取付箇所）
・可搬型電源車用励磁装置（種類、容量、個数及び取付箇所）
・第一ガスタービン発電機用保護継電装置（自動遮断用、警報用）（種類）
・電源車用保護継電装置（自動遮断用、警報用）（同上）

3-156

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
・第一ガスタービン発電機（原動機との連結方法）
・電源車（同上）
・緊急時対策所代替電源設備
・可搬型電源設備用内燃機関（機関：種類、出力、回転速度、燃料の種類及び使用量、個数及び取付箇所／過給機：種類、出口の圧力、回転速度、個数及び取付箇所）
・可搬型電源設備用調速装置（種類）・可搬型電源設備用非常用調速装置（同上）・可搬型電源設備用機関付冷却水ポンプ（種類、容量、個数及び取付箇所）
・可搬型電源設備用燃料タンク（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・軽油タンク（同上）・可搬型タンクローリ（同上）・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）
・可搬型タンクローリ給油ライン接続用ホース（最高使用圧力、最高
使用温度、外径、厚さ、材料、個数及び取付箇所）
・可搬型電源設備（種類、容量、主要寸法、力率、電圧、相、周波数、回転速度、結線法、冷却方法、個数及び取付箇所）
・可搬型電源設備用励磁装置（種類、容量、個数及び取付箇所）
・可搬型電源設備用保護継電装置（自動遮断用、警報用）（種類）
・可搬型電源設備（原動機との連結方法）：その他発電用原子炉の附属施設（非常用電源設備（その他の電源装置））に係る要目表・AM 用直流 125V 充電器（種類、容量、電圧、周波数、主要寸法、個数及び取付箇所）
・直流 125V 蓄電池（種類、容量、電圧、主要寸法、個数及び取付箇所）
・AM 用直流 125V 蓄電池（同上）・逃がし安全弁用可搬型蓄電池（種類、容量、電圧、主要寸法、個数
及び取付箇所）
・直流 125V 可搬型代替蓄電池
・125V 系充電器（種類、容量、電圧、個数及び充電方式）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（非常用発電装置）
・代替交流電源設備
・第一ガスタービン発電機用ガスタービン（個数）・可搬型電源車用内燃機関（機関個数及び過給機個数）
・可搬型電源車用機関付冷却水ポンプ（容量及び個数）
・可搬型電源車用車載燃料タンク（種類、最高使用圧力、最高使用温度及び個数）
・第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ（容量、揚程、最高使用
圧力、最高使用温度、原動機出力及び個数）
・第一ガスタービン発電機用燃料タンク（容量、最高使用圧力、最高
使用温度及び個数）
・第一ガスタービン発電機用燃料小出し槽（同上）・軽油タンク（同上）・可搬型タンクローリ（同上）・主配管（最高使用圧力、最高使用温度及び外径）・可搬型タンクローリ給油ライン接続用ホース（最高使用圧力、最高
使用温度、外径及び個数）
・第一ガスタービン発電機（容量及び個数）
・可搬型電源車（容量及び個数）
・第一ガスタービン発電機用励磁装置（同上）・可搬型電源車用励磁装置（同上）・緊急時対策所代替電源設備
・可搬型電源設備用内燃機関（機関個数及び過給機個数）
・可搬型電源設備用機関付冷却水ポンプ（容量及び個数）
・可搬型電源設備用燃料タンク（容量、最高使用圧力、最高使用温度
及び個数）
・軽油タンク（容量、最高使用圧力、最高使用温度及び個数）

3-157

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
・可搬型タンクローリ（同上）・主配管（最高使用圧力、最高使用温度及び外径）・可搬型タンクローリ給油ライン接続用ホース（最高使用圧力、最高
使用温度、外径及び個数）
・可搬型電源設備（容量及び個数）
・可搬型電源設備用励磁装置（同上）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（その他の電源装置）
・AM 用直流 125V 充電器（容量及び個数）
・直流 125V 蓄電池（容量及び個数）
・AM 用直流 125V 蓄電池（同上）・逃がし安全弁用可搬型蓄電池（同上）・直流 125V 可搬型代替蓄電池（容量） 機器配置図及び系統図、構造、燃料系統図（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：その他発電用原子炉の附属施設に係る機器の配置を明示した図面（非常用
発電装置）：その他発電用原子炉の附属施設の系統図（非常用発電装置）（重大事故等
対処設備）：その他発電用原子炉の附属施設の構造図（非常用発電装置）
・代替交流電源設備
・可搬型電源車用車載燃料タンク
・第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ
・第一ガスタービン発電機用燃料タンク
・第一ガスタービン発電機用燃料小出し槽
・軽油タンク
・可搬型タンクローリ
・第一ガスタービン発電機
・可搬型電源車
・第一ガスタービン発電機用保護継電装置（自動遮断用、警報用）
・電源車用保護継電装置（自動遮断用、警報用）
・緊急時対策所代替電源設備
・可搬型電源設備用燃料タンク
・軽油タンク
・可搬型タンクローリ
・可搬型電源設備
・可搬型電源設備用保護継電装置（自動遮断用、警報用）：その他発電用原子炉の附属施設の構造図（その他の電源装置）
・AM 用直流 125V 充電器
・直流 125V 蓄電池
・AM 用直流 125V 蓄電池
・逃がし安全弁用可搬型蓄電池：その他発電用原子炉の附属施設の燃料系統図（非常用発電装置）（重大事
故等対処設備） 耐震重要度分類に応じた耐震性に関する説明（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：耐震性に関する説明書（非常用発電装置）
・代替交流電源設備
・第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ
・第一ガスタービン発電機用燃料タンク
・第一ガスタービン発電機用燃料小出し槽
・軽油タンク
・主配管
・第一ガスタービン発電機
・緊急時対策所代替電源設備
・軽油タンク・主配管：耐震性に関する説明書（その他の電源装置）
・AM 用直流 125V 充電器
・直流 125V 蓄電池
・AM 用直流 125V 蓄電池

3-158

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン
 技術基準規則で分類されるクラスに応じた強度評価の内容（設工認による）

JSAR ガイドライン解説
設計及び工事計画認可申請書：強度に関する説明書（その他発電用原子炉の附属施設）（重大事故等クラス３容器）
・代替交流電源設備
・可搬型電源車用車載燃料タンクの強度計算書
・可搬型タンクローリの強度計算書
・緊急時対策所代替電源設備
・可搬型電源設備用燃料タンクの強度計算書
・可搬型タンクローリの強度計算書（重大事故等クラス３管）
・代替交流電源設備
・可搬型タンクローリ給油ライン接続用ホースの強度計算書
・緊急時対策所代替電源設備
・可搬型タンクローリ給油ライン接続用ホースの強度計算書（重大事故等クラス３ポンプ）
・代替交流電源設備
・可搬型電源車用機関付冷却水ポンプの強度計算書
・緊急時対策所代替電源設備
・可搬型電源設備用機関付冷却水ポンプの強度計算書

 代替電源設備の試験可能性に係る設計上の考慮、及び健全性を確認するために実施する試験検査について記載する。

 代替電源設備の試験可能性に係る設計上の考慮、及び健全性を確認する試験検査
設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[代替電源設備]－[試験検査]
その他
使用前検査及び定期事業者検査要領書を参照

3.10.3 常用電源設備

3.10.3 常用電源設備

 常用電源設備について、以下の項目を含めて外部電源系及び所内電源系の構成と

 常用電源設備の外部電源系及び所内電源系の構成と概要概要を記載する。

設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[常用電源設備]－[概要] 送電関係一覧図（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：送電関係一覧図

 単線結線図（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：単線結線図 外部電源系について、以下の項目を含めて設計方針を記載する。
 構成と機能 外部電源系の設計方針
設置許可申請書 添付書類八 送電線路に係る異常な状態：[その他発電用原子炉の附属施設]－[常用電源設備]－[設計方針]

 電気系統の分離－[外部電源系]

 波及影響の防止 地震、津波等に対する考慮
 基本設計方針（設工認による）設計及び工事計画認可申請書

 適用基準及び適用規格（設工認による）：その他発電用原子炉の附属施設（常用電源設備）の基本設計方針、適用基
準及び適用規格 常用電源設備の健全性に関する説明書（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：常用電源設備の健全性に関する説明書

 常用電源設備の主要設備（以下の設備を含む）の構成、仕様、及び概要を記載する。

 常用電源設備の主要設備の構成、仕様、及び概要
設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[常用電源設備]－[主要設備の仕様]【表】メタルクラッド開閉装置の主要機器仕様【表】パワーセンタの主要機器仕様【表】直流電源の主要機器仕様【表】計測制御用電源設備の主要機器仕様【表】送電線の主要機器仕様【表】開閉所機器の主要機器仕様

3-159

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説【表】発電機及び励磁装置の主要機器仕様【表】変圧器の主要機器仕様

：{[その他発電用原子炉の附属施設]－[常用電源設備]－[主要設備]}

送電線（送電系統の物理的分離、事故・故障影響の波及防止、単一故障の－[送電線]

考慮、自然災害の考慮、１相開放故障事象知見の反映、送電線路、送電鉄【図】常用電源設備系統概要図（送電系統図）

塔、電圧レベル、及び発電所から送電網に接続する最初の主分岐点までの各送電線の亘長を含む）


開閉所（事故・故障影響の波及防止、及び地震、津波等の対策を含む）：{同上}－[開閉所]【図】開閉所単線結線図

：{同上}－[発電機]発電機（励磁装置を含む）【表】発電機及び励磁装置の主要機器仕様


変圧器：{同上}－[変圧器]

所内高圧系統（事故・故障影響の波及防止を含む）：{同上}－[所内高圧系統]【図】所内単線結線図

：{同上}－[所内低圧系統]

所内低圧系統（事故・故障影響の波及防止を含む）【図】所内単線結線図


所内機器：{同上}－[所内機器]



直流電源設備：{同上}－[直流電源設備]【図】直流電源単線結線図

：{同上}－[計測制御用電源設備]

計測制御用電源設備【図】計測制御用電源単線結線図
：{同上}－[ケーブル及び電線路]

ケーブル及び電線路（回路相互の電気的・物理的分離、及び隔壁貫通部の処置を含む）



母線切替（事故・故障影響の波及防止、及び切替の考え方を含む）：{同上}－[母線切替]

また、以下の項目について記載する。
 主要設備の要目、また別途指定する項目についての設定根拠（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：その他発電用原子炉の附属施設（常用電源設備）に係る要目表
・発電機（種類、容量、力率、電圧、相、周波数、回転速度、結線法
及び冷却法）
・励磁装置（種類、容量、回転速度、駆動方法及び個数）
・保護継電装置（自動しゃ断用、警報用）（種類）・発電機（原動機との連結方法）
・250V 系蓄電池（種類、容量、電圧及び個数）
・250V 系充電器（種類、容量、電圧、個数及び充電方式）
・125V 系充電器（同上）・変圧器
・主変圧器（種類、容量、電圧、相、周波数、結線法、冷却法、個数及び取付箇所）・1 号・2 号・3 号高起動変圧器（同上）・所内変圧器（種類、容量、電圧、相、周波数、結線法、冷却法、個数及び取付箇所）・低起動変圧器（6・7 号機共用）
・予備変圧器（1～7 号機共用）
・補助ボイラー用変圧器（5～7 号機共用）
・保護継電装置（主変圧器）（自動しゃ断用、警報用）（種類）・保護継電装置（1 号・2 号・3 号高起動変圧器）（自動しゃ断用、警報用）（同上）・遮断器
・線路用 500kV 遮断器（種類、電圧、電流、遮断電流、遮断時間、個数及び取付箇所）

3-160

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
・発電機並列用 500kV 遮断器（種類、電圧、電流、遮断電流、遮断時
間、個数及び取付箇所）
・母線用 500kV 遮断器（同上）・1 号・2 号・3 号高起動変圧器受電用 500kV 遮断器（同上）・予備変圧器受電用 154kV 遮断器（1～7 号機共用）
・母線受電用 66kV 遮断器（1 号高起動変圧器より）（1～7 号機共用）
・母線受電用 66kV 遮断器（2 号高起動変圧器より）（1～7 号機共用）
・母線受電用 66kV 遮断器（3 号高起動変圧器より）（1～7 号機共用）
・母線受電用 66kV 遮断器（予備変圧器より）（1～7 号機共用）
・母線用 66kV 遮断器（1～7 号機共用）
・連絡用 66kV 遮断器（1～7 号機共用）
・低起動変圧器受電用 66kV 遮断器（6・7 号機共用）
・補助ボイラー用 66kV 遮断器（5～7 号機共用）
・工事用変圧器受電用 66kV 遮断器（1～7 号機共用）
・所内母線受電用 6.9kV 遮断器（種類、電圧、電流、遮断容量、個数
及び保護継電装置の種類（遮断器動作用））
・起動母線受電用 6.9kV 遮断器（6・7 号機共用）
・所内母線―起動母線連絡用 6.9kV 遮断器（種類、電圧、電流、遮断
容量、個数及び保護継電装置の種類（遮断器動作用））
・所内母線負荷用 6.9kV 遮断器（同上）・ディーゼル発電機用 6.9kV 遮断器（同上）・保護継電装置（線路用 500kV 遮断器）（遮断器用、遮断器動作用）（種類）
・保護継電装置（発電機並列用 500kV 遮断器）（遮断器用、遮断器動作用）（種類）・保護継電装置（母線用 500kV 遮断器）（遮断器用、遮断器動作用）（同上）・保護継電装置（1 号・2 号・3 号高起動変圧器受電用 500kV 遮断器）
（遮断器用、遮断器動作用）（同上） 機器配置図（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：その他発電用原子炉の附属施設（常用電源設備）に係る機器の配置を明示した図面（発電機、変圧器、遮断機、励磁装置、開閉所）

 電磁誘導電圧計算書（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：電磁誘導電圧計算書《参考プラントでは未確認》

 短絡強度計算書（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：短絡強度計書書《参考プラントでは未確認》

 三相短絡容量計算書（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：三相短絡容量計算書《参考プラントでは未確認》

 常用電源設備（蓄電池を含む）の健全性を確認するために実施する試験検査について記載する。

 常用電源設備（蓄電池を含む）の健全性を確認する試験検査について記載する。
設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[常用電源設備]－[試験検査]
その他
使用前検査及び定期事業者検査要領書を参照

 常用電源設備に要求される機能を維持するための手順等を記載する。

 常用電源設備に要求される機能を維持するための手順等
設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[常用電源設備]－[手順等]3.10.4 所内ボイラ設備

3.10.4 所内ボイラ設備

 所内ボイラ設備の概要及び機能を記載する。

 所内ボイラ設備の概要及び機能設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[所内ボイラ設備]－[概要]

3-161

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説

 所内ボイラ設備について、以下の項目を含めて設計方針を記載する。

 所内ボイラ設備の設計方針
設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[所内ボイラ設備]－[設計方針]

 基本設計方針（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：その他発電用原子炉の附属施設（補助ボイラー）の基本設計方針、適用基

 適用基準及び適用規格（設工認による）準及び適用規格 所内ボイラ設備の主要設備について、仕様及び構成を記載する。また、以下の項

 所内ボイラ設備の主要設備の仕様及び構成目について記載する。

設置許可申請書 添付書類八：{[その他発電用原子炉の附属施設]－[所内ボイラ設備]}－[主要設備の仕様]【表】所内ボイラ設備主要機器仕様：{同上}－[主要設備]

 主要設備の要目、また別途指定する項目についての設定根拠（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：その他発電用原子炉の附属施設（補助ボイラー）に係る要目表
・補助ボイラー（5～7 号機共用）
・安全弁（5～7 号機共用）
・給水ポンプ（5～7 号機共用）
・循環ポンプ（5～7 号機共用）
・脱酸剤ポンプ（5～7 号機共用）
・低負荷用脱酸剤ポンプ（5～7 号機共用）
・清缶剤ポンプ（5～7 号機共用）
・給水タンク（5～7 号機共用）
・蒸気だめ（5～7 号機共用）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）
・所内蒸気系タービン建屋入口減圧弁（最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法及び材料）
・所内温水系バックアップ熱交換器入口減圧弁（同上）・所内蒸気系タービン建屋入口安全弁（種類、主要寸法、材料、個数
及び取付箇所）
・所内温水系バックアップ熱交換器入口安全弁（同上）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（非常用発電装置）
・補助ボイラー（5～7 号機共用）

 主要設備の構造図、主配管の配置図及び系統図、水循環系統図、構造、燃料設計及び工事計画認可申請書：その他発電用原子炉の附属施設の構造図（補助ボイラー）系統図（設工認による）・所内蒸気系タービン建屋入口減圧弁
・所内温水系バックアップ熱交換器入口減圧弁
・所内蒸気系タービン建屋入口安全弁
・所内温水系バックアップ熱交換器入口安全弁：その他発電用原子炉の附属施設の系統図（補助ボイラー）：主配管の配置図、水循環系統図、燃料系統図（補助ボイラー）・補助ボイラー（5～7 号機共用）
 技術基準規則で分類されるクラスに応じた強度評価の内容（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：強度に関する説明書（その他発電用原子炉の附属施設（補助ボイラー））・主配管の強度計算書

 補助ボイラの基礎に関する説明（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：補助ボイラー（5～7 号機共用）

 補助ボイラの制御方法（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：補助ボイラー（5～7 号機共用）

 安全弁及び逃がし弁の吹出量計算書（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：補助ボイラーの安全弁の吹出量計算書

3-162

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン
 所内ボイラ設備の健全性を確認するために実施する試験検査について記載する。

JSAR ガイドライン解説
 所内ボイラ設備の健全性を確認する試験検査
その他
使用前検査及び定期事業者検査要領書を参照

3.10.5 火災防護設備

3.10.5 火災防護設備（1）設計基準対象施設（1）設計基準対象施設

 安全施設の火災防護対策及び設計基準対象施設の概要を記載する。

 安全施設の火災防護対策及び設計基準対象施設の概要
設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[火災防護設備]－[設計基準対象施設]－[概要]

 安全施設の火災防護対策の設計方針について、以下の項目を含めて記載する。
 火災の発生防止

 安全施設の火災防護対策の設計方針
設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[火災防護設備]－[設計基準対象施設]

 火災の感知及び消火－[設計方針] 火災の影響軽減
 基本設計方針（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：その他発電用原子炉の附属施設（火災防護設備）の基本設計方針、適用基

 適用基準及び適用規格（設工認による）準及び適用規格 設計基準対象施設に係る火災防護設備の主要設備（以下の設備を含む）の仕様及び概要を記載する。

 設計基準対象施設に係る火災防護設備の主要設備の仕様及び概要
設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[火災防護設備]－[設計基準対象施設]－[主要設備の仕様]【表】火災感知設備の火災感知器の概略【表】消火設備の主要機器仕様：{[その他発電用原子炉の附属施設]－[火災防護設備]－[設計基準対象施設]

・火災発生防止設備－[主要設備]}－[火災発生防止設備]
・火災感知設備：{同上}－[火災感知設備]

・消火設備：{同上}－[消火設備]【表】消火設備の主な故障警報【図】消火栓設備系統概要図【図】全域ガス消火設備概要図【図】全域ハロン自動消火設備系統概要図

・火災の影響軽減のための対策設備：{同上}－[火災の影響軽減のための対策設備]

また、以下の項目について記載する。
 消火設備のポンプ、主配管の要目を記載、また別途指定する項目について設設計及び工事計画認可申請書：その他発電用原子炉の附属施設（火災防護設備（消火設備））に係る要目

定根拠（設工認による）表
・消火系
・電動機駆動消火水ポンプ（ポンプ：種類、容量、揚程、最高使用圧
力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所／原動機：種類、出力、個数及び取付箇所）
・ディーゼル駆動消火ポンプ（同上）・二酸化炭素ボンベ（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）
・消火用水系
・ろ過水タンク（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・ハロゲン化物消火系
・ハロゲン化物ボンベ（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（その他発電用原子炉の附属施

3-163

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
設（火災防護設備（消火設備）））
・消火系
・電動機駆動消火ポンプ（容量、揚程、最高使用圧力、最高使用温度、原動機出力及び個数）・ディーゼル駆動消火ポンプ（同上）・二酸化炭素ボンベ（容量、最高使用圧力、最高使用温度及び個数）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度及び外径）
・消火用水系
・ろ過水タンク（容量、最高使用圧力、最高使用温度及び個数）
・ハロゲン化物消火系
・ハロゲン化物ボンベ（容量、最高使用圧力、最高使用温度及び個数）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度及び外径）

 火災区画構造物の要目（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：その他発電用原子炉の附属施設（火災防護設備（火災区域構造物及び火災
区画構造物））に係る要目表
・原子炉建屋（種類、主要寸法及び材料）
・タービン建屋（同上）・コントロール建屋（同上）・廃棄物処理建屋（同上）・緊急時対策所（同上） 火災防護設備に係る機器配置図面及び系統図（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：その他発電用原子炉の附属施設に係る機器の配置を明示した図面（火災防護設備（消火設備、火災区域構造物及び火災区画構造物））：その他原子炉の附属施設の系統図（火災防護設備（消火設備））（設計基準対象施設）

 設計基準対象施設に係る火災防護設備の健全性を確認するために実施する試験
検査について記載する。

 設計基準対象施設に係る火災防護設備の健全性を確認する試験検査
設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[火災防護設備]－[設計基準対象施設]－[試験検査]その他
使用前検査及び定期事業者検査要領書を参照

 火災発生時の対応に係る通報連絡・消火に係る体制（自衛消防隊を含む）を記載する。

 火災発生時の対応に係る通報連絡・消火に係る体制設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[火災防護設備]－[設計基準対象施設]－[体制]【図】自衛消防組織体制

 設計基準対象施設の火災防護に係る体制・手順等について、以下の項目を含めて記載する。

 火災防護対策を実施する手順
設置許可申請書 添付書類八 平常時及び火災発生時の対応（自動/手動，格納容器内，中央制御室内）：[その他発電用原子炉の附属施設]－[火災防護設備]－[設計基準対象施設]

 排煙，換気－[手順等]

 消火用水の確保に係る手順
 防火監視（可燃物持ち込み，防火扉の状態，火気作業）
 火災防護設備の保守管理
 設計変更時の火災影響評価
 教育、訓練（2）重大事故等対処施設
 重大事故等対処施設に係る火災防護対策の概要を記載する。

（2）重大事故等対処施設
 重大事故等対処施設に係る火災防護対策の概要
設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[火災防護設備]－[重大事故等対処施設]－[概要]

 重大事故等対処施設に係る火災防護対策の方針について、以下の項目を含めて記載する。

 重大事故等対処施設に係る火災防護対策の方針
設置許可申請書 添付書類八 火災発生防止：[その他発電用原子炉の附属施設]－[火災防護設備]－[重大事故等対処施設]

3-164

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説

 火災の感知及び消火 基本設計方針（設工認による）－[設計方針]設計及び工事計画認可申請書：その他発電用原子炉の附属施設（火災防護設備）の基本設計方針、適用基

 適用基準及び適用規格（設工認による）準及び適用規格 重大事故等対処施設に係る火災防護設備の主要設備の仕様について、以下の項目を含めて記載する。

 重大事故等対処施設に係る火災防護設備の主要設備の仕様
設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[火災防護設備]－[重大事故等対処施設]－[主要設備の仕様]【表】火災感知設備の火災感知器の概略【表】消火設備の主要機器仕様：{[その他発電用原子炉の附属施設]－[火災防護設備]－[重大事故等対処施・火災発生防止設備設]－[主要設備]}－[火災発生防止設備]
・火災感知設備：{同上}－[火災感知設備]

・消火設備：{同上}－[消火設備]【表】消火設備の主な故障警報【図】消火栓設備系統概要図【図】全域ガス消火設備概要図

また、以下の項目について記載する。
 消火設備のポンプ、主配管の要目を記載、また別途指定する項目について設設計及び工事計画認可申請書：その他発電用原子炉の附属施設（火災防護設備（消火設備））に係る要目

定根拠（設工認による）表
・消火系
・電動機駆動消火水ポンプ（ポンプ：種類、容量、揚程、最高使用圧
力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所／原動機：種類、出力、個数及び取付箇所）
・ディーゼル駆動消火ポンプ（同上）・二酸化炭素ボンベ（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）
・消火用水系
・ろ過水タンク（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・ハロゲン化物消火系
・ハロゲン化物ボンベ（種類、容量、最高使用圧力、最高使用温度、主要寸法、材料、個数及び取付箇所）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度、外径、厚さ及び材料）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（その他発電用原子炉の附属施設（火災防護設備（消火設備）））
・消火系
・電動機駆動消火ポンプ（容量、揚程、最高使用圧力、最高使用温度、原動機出力及び個数）・ディーゼル駆動消火ポンプ（同上）・二酸化炭素ボンベ（容量、最高使用圧力、最高使用温度及び個数）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度及び外径）
・消火用水系
・ろ過水タンク（容量、最高使用圧力、最高使用温度及び個数）
・ハロゲン化物消火系
・ハロゲン化物ボンベ（容量、最高使用圧力、最高使用温度及び個数）
・主配管（最高使用圧力、最高使用温度及び外径）
 火災区画構造物の要目（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：その他発電用原子炉の附属施設（火災防護設備（火災区域構造物及び火災
区画構造物））に係る要目表
・原子炉建屋（種類、主要寸法及び材料）

3-165

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
・タービン建屋（同上）・コントロール建屋（同上）・廃棄物処理建屋（同上）・緊急時対策所（同上） 火災防護設備に係る機器配置図面及び系統図（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：その他発電用原子炉の附属施設に係る機器の配置を明示した図面（火災防護設備（消火設備、火災区域構造物及び火災区画構造物））：その他原子炉の附属施設の系統図（火災防護設備（消火設備））

 重大事故等対処施設に係る火災防護設備の健全性を確認するための試験検査について記載する。

 重大事故等対処施設に係る火災防護設備の健全性を確認する試験検査
設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[火災防護設備]－[重大事故等対処施設]－[試験検査] 火災発生時の対応に係る通報連絡・消火に係る体制（自衛消防隊を含む）を記載する。

 火災発生時の対応に係る通報連絡・消火に係る体制設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[火災防護設備]－[重大事故等対処施設]－[体制]

 重大事故等対処施設の火災防護に係る体制・手順等について、以下の項目を含めて記載する。

 重大事故等対処施設に係る火災防護対策を実施する手順等
設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[火災防護設備]－[重大事故等対処施設]

 平常時及び火災発生時の対応（自動/手動，格納容器内，中央制御室内）－[手順等]

 排煙，換気 消火用水の確保に係る手順
 防火監視（可燃物持ち込み，防火扉の状態，火気作業）
 火災防護設備の保守管理 教育，訓練
3.10.6 津波及び内部溢水に対する浸水防護設備

3.10.6 津波及び内部溢水に対する浸水防護設備（1）津波に対する防護設備（1）津波に対する防護設備（1-1）設計基準対象施設（1-1）設計基準対象施設

 設計基準対象施設の津波防護対象設備の防護に係る津波防護対策の概要及び構成を記載する。

 設計基準対象施設の津波防護対象設備の防護に係る津波防護対策の概要及び構成
設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[津波及び内部溢水に対する浸水防護設
備]－[津波に対する防護設備]－[設計基準対象施設]－[概要] 設計基準対象施設の津波防護対象設備の防護について、以下の項目を含めて設計方針を記載する。

 設計基準対象施設の津波防護対象設備の防護の設計方針
設置許可申請書 添付書類八 敷地への遡上波・流入の隔離：[その他発電用原子炉の附属施設]－[津波及び内部溢水に対する浸水防護設

 漏水による浸水範囲の限定

備]－[津波に対する防護設備]－[設計基準対象施設]－[設計方針]

 浸水防護による津波の影響隔離
 水位変動による安全機能への影響防止
 設計基準対象施設の防護に係る津波防護施設、浸水防止設備、津波監視設備につ 設計基準対象施設の防護に係る津波防護施設、浸水防止設備、津波監視設備の設

いて、以下の項目を含めて設計方針を記載する。

計方針

 入力津波に対する津波防護設備及び浸水防止設備の機能保持

設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[津波及び内部溢水に対する浸水防護設

 二次的影響及び他の自然現象との組合せ考慮

備]－[津波に対する防護設備]－[設計基準対象施設]－[設計方針]
 基本設計方針（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：その他発電用原子炉の附属施設（浸水防護施設）の基本設計方針、適用基

 適用基準及び適用規格（設工認による）準及び適用規格 設計基準対象施設の防護に係る津波防護施設、浸水防止設備、津波監視設備の主 設計基準対象施設の防護に係る津波防護施設、浸水防止設備、津波監視設備の主

要設備の仕様について、以下の項目を含めて記載する。

要設備の仕様 入力津波に対する余裕確保

設置許可申請書 添付書類八 波力による侵食，洗堀の考慮：{[その他発電用原子炉の附属施設]－[津波及び内部溢水に対する浸水防護 漂流物衝突の考慮

設備]－[津波に対する防護設備]－[設計基準対象施設]}－[主要設備]

 余震の考慮【図】海水貯留堰の構造

3-166

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説：{同上}－[主要設備の仕様]【表】浸水防護設備の主要仕様

 主要設備の要目、また別途指定する項目についての設定根拠（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：その他発電用原子炉の附属施設（浸水防護施設（外部浸水防護設備））に係る要目表
・閉止板（種類、主要寸法及び材料）
・海水貯留堰（種類、容量、主要寸法、材料及び個数）：その他発電用原子炉の附属施設（浸水防護施設（内部浸水防護設備））に係る要目表・水密扉（種類、主要寸法、材料及び取付箇所）
・水密扉付止水堰（同上）・止水堰（同上）
・廃棄物処理建屋 1 階トラック室出入口（主要寸法、材料及び取付箇所並びに床面及び壁面の塗装の範囲及び材料）
・海水貯留堰（種類、容量、主要寸法、材料及び個数）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（浸水防護施設（外部浸水防護設備、内部浸水防護設備））
・海水貯留堰（容量及び個数）

 機器配置図面、系統図及び構造図（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：その他発電用原子炉の附属施設に係る機器の配置を明示した図面（浸水防護施設）：その他発電用原子炉の附属施設の構造図（浸水防護施設）
・閉止板
・水密扉
・水密扉付止水堰
・止水堰
・廃棄物処理建屋 1 階トラック室出入口
・海水貯留堰 耐震重要度分類に応じた耐震性に関する説明（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：耐震性に関する説明書（その他発電用原子炉の附属施設（浸水防護施設））
・閉止板
・水密扉
・水密扉付止水堰・止水堰・海水貯留堰 環境測定装置のうち津波監視設備の構造図及び取付箇所（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：環境測定装置の構造図
・津波監視カメラ
・取水槽水位計：環境測定装置の取付箇所を明示した図面

 設計基準対象施設の防護に係る津波防護施設、浸水防止設備、津波監視設備の健全性を確認するために実施する試験検査について記載する。

 設計基準対象施設の防護に係る津波防護施設、浸水防止設備、津波監視設備の健全性を確認する試験検査
設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[津波及び内部溢水に対する浸水防護設備]－[津波に対する防護設備]－[設計基準対象施設]－[試験検査]
その他
使用前検査及び定期事業者検査要領書を参照

 設計基準対象施設の防護に係る津波防護施設、浸水防止設備、津波監視設備の運 設計基準対象施設の防護に係る津波防護施設、浸水防止設備、津波監視設備の運用と津波警報等の発令時の対応の手順等について、以下を含めて記載する。

用と津波警報等の発令時の対応の手順等✔ 引き波時の非常用海水冷却系の取水性確保

設置許可申請書 添付書類八✔ 水密扉、取水槽閉止板の操作：[その他発電用原子炉の附属施設]－[津波及び内部溢水に対する浸水防護✔ 津波監視設備による津波襲来状況の監視設備]－[津波に対する防護設備]－[設計基準対象施設]－[手順等]

3-167

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説（1-2）重大事故等対処施設（1-2）重大事故等対処施設

 重大事故等対処施設の津波防護対象設備の防護に係る津波防護対策の概要及び

 重大事故等対処施設の津波防護対象設備の防護に係る津波防護対策の概要及び構成を記載する。

構成
設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[津波及び内部溢水に対する浸水防護設備]－[津波に対する防護設備]－[重大事故等対処施設]－[概要] 重大事故等対象施設の津波防護対象設備の防護について、以下の項目を含めて設 重大事故等対象施設の津波防護対象設備の防護の設計方針

計方針を記載する。

設置許可申請書 添付書類八 地上部及び取水路等からの流入防止：[その他発電用原子炉の附属施設]－[津波及び内部溢水に対する浸水防護設

 漏水による安全機能への影響防止

備]－[津波に対する防護設備]－[重大事故等対処施設]－[設計方針]

 対象施設の浸水防護 水位変動に伴う取水性低下の影響防止
 重大事故等対処施設の防護に係る津波防護施設、浸水防止設備、津波監視設備に

 重大事故等対処施設の防護に係る津波防護施設、浸水防止設備、津波監視設備のついて、以下の項目を含めて設計方針を記載する。

設計方針

 入力津波に対する津波防護設備及び浸水防止設備の機能保持

設置許可申請書 添付書類八 二次的影響及び他の自然現象との組合せ考慮：[その他発電用原子炉の附属施設]－[津波及び内部溢水に対する浸水防護設
備]－[津波に対する防護設備]－[重大事故等対処施設]－[設計方針]

 基本設計方針（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：その他発電用原子炉の附属施設（浸水防護施設）の基本設計方針、適用基

 適用基準及び適用規格（設工認による）準及び適用規格 重大事故等対処施設の防護に係る津波防護施設、浸水防止設備、津波監視設備の 重大事故等対処施設の防護に係る津波防護施設、浸水防止設備、津波監視設備の
主要設備の仕様について、以下の項目を含めて記載する。

主要設備の仕様 入力津波に対する余裕確保

設置許可申請書 添付書類八：{[その他発電用原子炉の附属施設]－[津波及び内部溢水に対する浸水防護 波力による侵食，洗堀の考慮
 漂流物衝突の考慮

設備]－[津波に対する防護設備]－[重大事故等対処施設]}

 余震の考慮－[主要設備]：{同上}－[主要設備の仕様]【表】浸水防護設備の主要仕様

 主要設備の要目、また別途指定する項目についての設定根拠（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：その他発電用原子炉の附属施設（浸水防護施設（外部浸水防護設備））に係る要目表
・閉止板（種類、主要寸法及び材料）
・海水貯留堰（種類、容量、主要寸法、材料及び個数）：その他発電用原子炉の附属施設（浸水防護施設（内部浸水防護設備））に係る要目表・水密扉（種類、主要寸法、材料及び取付箇所）
・水密扉付止水堰（同上）・止水堰（同上）
・廃棄物処理建屋 1 階トラック室出入口（主要寸法、材料及び取付箇所並びに床面及び壁面の塗装の範囲及び材料）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（浸水防護施設（外部浸水防護設備、内部浸水防護設備））
・海水貯留堰（容量及び個数）

 機器配置図面、系統図及び構造図（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：その他発電用原子炉の附属施設に係る機器の配置を明示した図面（浸水防護施設）：その他発電用原子炉の附属施設の構造図（浸水防護施設）
・閉止板
・水密扉
・水密扉付止水堰
・止水堰
・廃棄物処理建屋 1 階トラック室出入口

3-168

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
・海水貯留堰 技術基準規則で分類されるクラスに応じた強度評価の内容（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：強度に関する説明書（浸水防護設備）
・閉止板の強度計算書
・水密扉の強度計算書
・水密扉付止水堰の強度計算書
・止水堰の強度計算書
・海水貯留堰の強度計算書

 重大事故等対処施設の防護に係る津波防護施設、浸水防止設備、津波監視設備の健全性を確認するために実施する試験検査について記載する。

 重大事故等対処施設の防護に係る津波防護施設、浸水防止設備、津波監視設備の健全性を確認する試験検査
設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[津波及び内部溢水に対する浸水防護設
備]－[津波に対する防護設備]－[重大事故等対処施設]－[試験検査]
その他
使用前検査及び定期事業者検査要領書を参照

 設計基準対象施設の防護に係る津波防護施設、浸水防止設備、津波監視設備の運 津波に対する重大事故等対処施設の防護に係る津波防護施設、浸水防止設備、津用と津波警報等の発令時の対応の手順等について、以下を含めて記載する。

波監視設備に要求される機能を維持するための手順✔ 引き波時の非常用海水冷却系の取水性確保

設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[津波及び内部溢水に対する浸水防護✔ 水密扉、取水槽閉止板の操作設備]－[津波に対する防護設備]－[重大事故等対処施設]－[手順等]✔ 津波監視設備による津波襲来状況の監視（2）内部溢水に対する防護設備
 内部溢水に対する防護設備及び溢水評価の概要を記載する。

（2）内部溢水に対する防護設備
 内部溢水に対する防護設備及び溢水評価の概要
設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[津波及び内部溢水に対する浸水防護設
備]－[内部溢水に対する防護設備]－[概要] 内部溢水に対する防護設備について、以下の項目を含めて設計方針を記載する。
 溢水流入防止機能の維持

 内部溢水に対する防護設備の設計方針
設置許可申請書 添付書類八 荷重の組合せや環境条件の考慮：[その他発電用原子炉の附属施設]－[津波及び内部溢水に対する浸水防護設
備]－[内部溢水に対する防護設備]－[設計方針]

 基本設計方針（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：その他発電用原子炉の附属施設（浸水防護施設）の基本設計方針、適用基

 適用基準及び適用規格（設工認による）準及び適用規格 内部溢水に対する防護設備の健全性を確認するために実施する試験検査について記載する。

 内部溢水に対する防護設備の健全性を確認する試験検査
設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[津波及び内部溢水に対する浸水防護設
備]－[内部溢水に対する防護設備]－[試験検査]
その他
使用前検査及び定期事業者検査要領書を参照

3.10.7 補機駆動用燃料設備（非常用電源設備及び補助ボイラに係るものを除く。） 3.10.7 補機駆動用燃料設備（非常用電源設備及び補助ボイラに係るものを除く。）
 補機駆動用燃料設備の概要を記載する。

 補機駆動用燃料設備の概要
設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[補機駆動用燃料設備（非常用電源設備
及び補助ボイラに係るものを除く。）]－[概要]3.10.8 非常用取水設備

3.10.8 非常用取水設備（1）通常運転時等（1）通常運転時等

 非常用取水設備の概要を記載する。

 非常用取水設備の概要
設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[非常用取水設備]－[通常運転時等]
－[概要]

3-169

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説

 非常用取水設備について、以下の項目を含めて設計方針を記載する。

 非常用取水設備の設計方針
設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[非常用取水設備]－[通常運転時等]－[設計方針] 基本設計方針（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：その他発電用原子炉の附属施設（非常用取水設備）の基本設計方針、適用 適用基準及び適用規格（設工認による）基準及び適用規格
 非常用取水設備の主要設備の仕様について記載する。また、以下の項目について 非常用取水設備の主要設備の仕様記載する。

設置許可申請書 添付書類八：{[その他発電用原子炉の附属施設]－[非常用取水設備]－[通常運転時等]}－[主要設備の仕様]【表】非常用取水設備の主要仕様：{同上}－[主要設備]

 主要設備の要目、また別途指定する項目についての設定根拠（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：その他発電用原子炉の附属施設（非常用取水設備）に係る要目表
・海水貯留堰（種類、容量、主要寸法、材料及び個数）・スクリーン室（同上）・取水路（同上）
・補機冷却用海水取水路（同上）・補機冷却用海水取水槽（同上）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（非常用取水設備）
・海水貯留堰（容量及び個数）・スクリーン室（同上）・取水路（同上）
・補機冷却用海水取水路（同上）・補機冷却用海水取水槽（同上） 機器配置図、系統図及び構造図（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：その他発電用原子炉の附属施設に係る機器の配置を明示した図面（非常用
取水設備）：その他発電用原子炉の附属施設の構造図（非常用取水設備）
・海水貯留堰・スクリーン室
・取水路
・補機冷却用海水取水路
・補機冷却用海水取水槽

 耐震重要度分類に応じた耐震性に関する説明（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：耐震性に関する説明書（非常用取水設備）
・海水貯留堰・スクリーン室
・取水路
・補機冷却用海水取水路
・補機冷却用海水取水槽

 取水口及び放水口に関する説明書（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：取水口及び放水口に関する説明書

 非常用取水設備の試験可能性に係る設計上の考慮、及び健全性を確認するために実施する試験検査について記載する。

 非常用取水設備の試験可能性に係る設計上の考慮、及び健全性を確認する試験検査
設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[非常用取水設備]－[通常運転時等]－[試験検査]その他
使用前検査及び定期事業者検査要領書を参照

3-170

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説（2）重大事故等時（2）重大事故等時

 非常用取水設備（重大事故等時）の概要を記載する。

 非常用取水設備（重大事故等時）の概要
設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[非常用取水設備]－[重大事故等時]－[概要]
 非常用取水設備（重大事故等時）の設計方針

 非常用取水設備（重大事故等時）について、以下の項目を含めて設計方針を記載

設置許可申請書 添付書類八する。

：[その他発電用原子炉の附属施設]－[非常用取水設備]－[重大事故等時]

 他設備への悪影響防止－[設計方針] 共用による影響考慮
 環境条件の考慮
 基本設計方針（設工認による）設計及び工事計画認可申請書

 適用基準及び適用規格（設工認による）：その他発電用原子炉の附属施設（非常用取水設備）の基本設計方針、適用基準及び適用規格

 非常用取水設備（重大事故等時）の主要設備について仕様を記載する。

 非常用取水設備（重大事故等時）の主要設備の仕様
設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[非常用取水設備]－[重大事故等時]－[主要設備の仕様]【表】非常用取水設備（重大事故等時）の主要仕様

 主要設備の要目、また別途指定する項目についての設定根拠（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：その他発電用原子炉の附属施設（非常用取水設備）に係る要目表
・海水貯留堰（種類、容量、主要寸法、材料及び個数）・スクリーン室（同上）・取水路（同上）
・補機冷却用海水取水路（同上）・補機冷却用海水取水槽（同上）：設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（非常用取水設備）
・海水貯留堰（容量及び個数）・スクリーン室（同上）・取水路（同上）
・補機冷却用海水取水路（同上）・補機冷却用海水取水槽（同上） 機器配置図、系統図及び構造図（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：その他発電用原子炉の附属施設に係る機器の配置を明示した図面（非常用
取水設備）：その他発電用原子炉の附属施設の構造図（非常用取水設備）
・海水貯留堰・スクリーン室
・取水路
・補機冷却用海水取水路
・補機冷却用海水取水槽

 耐震重要度分類に応じた耐震性に関する説明（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：耐震性に関する説明書（非常用取水設備）
・海水貯留堰・スクリーン室
・取水路
・補機冷却用海水取水路
・補機冷却用海水取水槽

 非常用取水設備（重大事故等時）の試験可能性に係る設計上の考慮について記載する。

 非常用取水設備（重大事故等時）の試験可能性に係る設計上の考慮
設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[非常用取水設備]－[重大事故等時]－[試験検査]3-171

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説

3.10.9 緊急時対策所

3.10.9 緊急時対策所（1）通常運転時等（1）通常運転時等

 緊急時対策所の構成及び機能を記載する。

 緊急時対策所の構成及び機能設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[緊急時対策所]－[通常運転時等]－[概要]

 緊急時対策所について、以下の項目を含めて設計方針を記載する。
 要員収容、居住性（CO 2 濃度及び有毒ガス防護を含む）

 緊急時対策所の設計方針
設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[緊急時対策所]－[通常運転時等]

 情報把握、通信連絡－[設計方針] 電源確保 基本設計方針（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：その他発電用原子炉の附属施設（緊急時対策所）の基本設計方針、適用基

 適用基準及び適用規格（設工認による）準及び適用規格 緊急時対策所の主要設備について、仕様及び概要を記載する。また、以下の項目について記載する。

 緊急時対策所の主要設備の仕様及び概要
設置許可申請書 添付書類八：{[その他発電用原子炉の附属施設]－[緊急時対策所]－[通常運転時等]}－[主要設備の仕様]【表】緊急時対策所の主要機器仕様：{同上}－[主要設備]

 設置場所を明示した図面及び機能に関する説明（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：その他発電用原子炉の附属施設に係る機器の配置を明示した図面（緊急時対策所）：緊急時対策所の機能に関する説明書

 耐震重要度分類に応じた耐震性に関する説明（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：耐震性に関する説明書（その他発電用原子炉の附属施設（緊急時対策所））
・緊急時対策所 緊急時対策所の居住性に関する説明（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：緊急時対策所の居住性に関する説明書

 緊急時対策所の健全性を確認するために実施する試験検査について記載する。

 緊急時対策所の健全性を確認する試験検査：[その他発電用原子炉の附属施設]－[緊急時対策所]－[通常運転時等]－[試験検査]その他
使用前検査及び定期事業者検査要領書を参照（2）重大事故等時
 緊急時対策所（重大事故等時）の構成及び機能を記載する。

（2）重大事故等時
 緊急時対策所（重大事故等時）の構成及び機能設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[緊急時対策所]－[重大事故等時]－[概要]【図】緊急時対策所（重大事故等時）系統概略図【図】緊急時対策所系統概要図

 緊急時対策所（重大事故等時）について、以下の項目を含めて設計方針を記載する。

 緊急時対策所（重大事故等時）の設計方針
設置許可申請書 添付書類八 中央制御室に対する独立性：[その他発電用原子炉の附属施設]－[緊急時対策所]－[重大事故等時]

 居住性（有毒ガス防護を含む）－[設計方針] 情報把握、通信連絡、電源確保
 多様性、多重性，独立性，位置的分散
 悪影響防止 共用の禁止
 容量等
 環境条件等3-172

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説

 操作性の確保
 基本設計方針（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：その他発電用原子炉の附属施設（緊急時対策所）の基本設計方針、適用基

 適用基準及び適用規格（設工認による）準及び適用規格 緊急時対策所（重大事故等時）の主要設備について仕様を記載する。また、以下の項目について記載する。

 緊急時対策所（重大事故等時）の主要設備の仕様
設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[緊急時対策所]－[重大事故等時]－[主要設備及び仕様]【表】緊急時対策所（重大事故等時）の主要機器仕様

 設置場所を明示した図面及び機能に関する説明（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：その他発電用原子炉の附属施設に係る機器の配置を明示した図面（緊急時対策所）：緊急時対策所の機能に関する説明書

 耐震重要度分類に応じた耐震性に関する説明（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：耐震性に関する説明書（その他発電用原子炉の附属施設（緊急時対策所））
・緊急時対策所 緊急時対策所の居住性に関する説明（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：緊急時対策所の居住性に関する説明書

 緊急時対策所（重大事故等時）の試験可能性に係る設計上の考慮について記載する。

 緊急時対策所（重大事故等時）の試験可能性に係る設計上の考慮
設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[緊急時対策所]－[重大事故等時]－[試験検査]3.10.10 構内出入監視装置

3.10.10 構内出入監視装置

 核物質防護対策としての構内出入監視装置の概要を記載する。

 核物質防護対策としての構内出入監視装置の概要
設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[構内出入監視装置]

3.10.11 安全避難通路等

3.10.11 安全避難通路等

 安全避難通路、避難用照明、及び作業用照明の概要を記載する。

 安全避難通路、避難用照明、及び作業用照明の概要
設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[安全避難通路等]－[概要] 安全避難通路、避難用照明、及び作業用照明の設計方針を記載する。

 安全避難通路、避難用照明、及び作業用照明の設計方針
設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[安全避難通路等]－[設計方針]

 安全避難通路、避難用照明、及び作業用照明の主要設備について、以下の項目を含めて概要を記載する。

 安全避難通路、避難用照明、及び作業用照明の主要設備の概要
設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[安全避難通路等]－[主要設備]

 安全避難通路に関する説明及び図面（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：安全避難通路に関する説明書：安全避難通路を明示した図面 原子炉建屋、タービン建屋、コントロール
建屋、廃棄物処理建屋、サービス建屋、洗濯設備建屋

 非常用照明に関する説明及び図面（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：非常用照明に関する説明書：非常用照明の取付箇所を明示した図面 原子炉建屋、タービン建屋、コントロール建屋、廃棄物処理建屋、サービス建屋、洗濯設備建屋、可搬型照明配置場所

 安全避難通路，避難用照明，及び作業用照明の保管管理のための手順について記載する。

 安全避難通路、避難用照明、及び作業用照明の保管管理のための手順
設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[安全避難通路等]－[手順等]

3-173

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説

3.10.12 通信連絡設備

3.10.12 通信連絡設備（1）通常運転時等（1）通常運転時等

 通信連絡設備の概要を記載する。

 通信連絡設備の概要
設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[通信連絡設備]－[通常運転時等]－[概要]

 通信連絡設備について、以下の項目を含めて設計方針を記載する。
 発電所内の避難の指示等の連絡、及びデータ伝送の手段

 通信連絡設備の設計方針
設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[通信連絡設備]－[通常運転時等]

 発電所外への連絡、及びデータ伝送の手段－[設計方針] 基本設計方針（設工認による）設計及び工事計画認可申請書

 適用基準及び適用規格（設工認による） 通信連絡設備の主要設備について、以下の項目を含めて仕様及び概要を記載する。

：計測制御系統施設の基本設計方針、適用基準及び適用規格

 通信連絡設備の主要設備の仕様及び概要
設置許可申請書 添付書類八：{[その他発電用原子炉の附属施設]－[通信連絡設備]－[通常運転時等]}－[主要設備の仕様]【表】通信連絡設備の一覧表：{同上}－[主要仕様]

 通信連絡設備に関する説明及び取付図面（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：通信連絡設備に関する説明書：通信連絡設備の取付箇所を明示した図面

 通信連絡設備の試験可能性に係る設計上の考慮、及び健全性を確認するために実施する試験検査について記載する。

 通信連絡設備の試験可能性に係る設計上の考慮、及び健全性を確認する試験検査
設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[通信連絡設備]－[通常運転時等]－[試験検査] 通信連絡設備の状態監視，手順書類の整備、訓練のための手順について記載する。

 通信連絡設備の状態監視，手順書類の整備、訓練のための手順
設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[通信連絡設備]－[通常運転時等]－[手順等]（2）重大事故等時
 通信連絡設備（重大事故等時）の概要を記載する。

（2）重大事故等時
 通信連絡設備（重大事故等時）の概要
設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[通信連絡設備]－[重大事故等時]－[概要]【図】通信連絡設備系統概要図

 通信連絡設備（重大事故等時）について、以下の項目を含めて設計方針を記載する。

 通信連絡設備（重大事故等時）の設計方針
設置許可申請書 添付書類八 発電所内の通信連絡、データ伝送：[その他発電用原子炉の附属施設]－[通信連絡設備]－[重大事故等時]

 発電所外との通信連絡、データ伝送－[設計方針] 多様性、位置的分散
 他設備への悪影響防止
 共用の禁止
 容量等
 環境条件等
 操作性の確保
 基本設計方針（設工認による）設計及び工事計画認可申請書

 適用基準及び適用規格（設工認による）：計測制御系統施設の基本設計方針、適用基準及び適用規格

3-174

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン
 通信連絡設備（重大事故等時）の主要設備の仕様を記載する。

JSAR ガイドライン解説
 通信連絡設備（重大事故等時）の主要設備の仕様
設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[通信連絡設備]－[重大事故等時]－[主要設備及び仕様]【表】通信連絡を行うために必要な設備（常設、可搬型）の主要機器仕様 通信連絡設備に関する説明及び取付図面（設工認による）設計及び工事計画認可申請書：通信連絡設備に関する説明書：通信連絡設備の取付箇所を明示した図面

 通信連絡設備（重大事故等時）の試験可能性に係る設計上の考慮について記載する。

 通信連絡設備（重大事故等時）の試験可能性に係る設計上の考慮
設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[通信連絡設備]－[重大事故等時]－[試験検査]3.10.13 補給水系

3.10.13 補給水系

 補給水系の概要を記載する。

 補給水系の概要
設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[補給水系]－[概要]【図】給水処理設備及び補給水系系統概要図

 補給水系の設計方針を記載する。

 補給水系の設計方針
設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[補給水系]－[設計方針]

 補給水系の主要設備の仕様及び概要を記載する。

 補給水系の主要設備の仕様及び概要
設置許可申請書 添付書類八：{[その他発電用原子炉の附属施設]－[補給水系]}－[主要設備の仕様]【表】補給水系主要機器仕様：{同上}－[主要設備]

 補給水系について、設計方針を満足する設計となっていることを記載する。

 補給水系に関する性能の評価
設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[補給水系]－[評価]3.10.14 タービン補機冷却系

3.10.14 タービン補機冷却系

 タービン補機冷却系の概要を記載する。

 タービン補機冷却系の概要
設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[タービン補機冷却系]－[概要]【図】タービン補機冷却系系統概要図

 タービン補機冷却系の設計方針を記載する。

 タービン補機冷却系の設計方針
設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[タービン補機冷却系]－[設計方針]

 タービン補機冷却系の主要設備の仕様及び概要を記載する。

 タービン補機冷却系の主要設備の仕様及び概要
設置許可申請書 添付書類八：{[その他発電用原子炉の附属施設]－[タービン補機冷却系]}－[主要設備の仕様]【表】タービン補機冷却系主要機器仕様：{同上}－[主要設備]

 タービン補機冷却系について、設計方針を満足する設計となっていることを記載する。

 タービン補機冷却系に関する性能の評価
設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[タービン補機冷却系]－[評価]3.10.15 サプレッションプール水浄化系

3.10.15 サプレッションプール水浄化系

 サプレッションプール水浄化系の概要を記載する。

 サプレッションプール水浄化系の概要

3-175

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[サプレッションプール浄化系]－[概要]【図】サプレッションプール浄化系系統概要図

 サプレッションプール水浄化系の設計方針を記載する。

 サプレッションプール水浄化系の設計方針
設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[サプレッションプール浄化系]－[設計方針] サプレッションプール水浄化系の主要設備の仕様及び概要を記載する。

 サプレッションプール水浄化系の主要設備の仕様及び概要
設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[サプレッションプール浄化系]－[主要設備の仕様]【表】サプレッションプール浄化系主要機器仕様：[その他発電用原子炉の附属施設]－[サプレッションプール浄化系]－[主要設備] サプレッションプール水浄化系について、設計方針を満足する設計となっていることを記載する。

 サプレッションプール水浄化系に関する性能の評価
設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[サプレッションプール浄化系]－[評価]

3.10.16 その他施設（プラント固有の施設）

3.10.16 その他施設（プラント固有の施設）（1）サプレッションプール水排水系（1）サプレッションプール水排水系

 サプレッションプール水排水系の概要を記載する。

 サプレッションプール水排水系の概要
設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[サプレッション・プール水排水系]－[概要]

 サプレッションプール水排水系の設計方針を記載する。

 サプレッションプール水排水系の設計方針
設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[サプレッション・プール水排水系]－[設計方針] サプレッションプール水排水系の主要設備の仕様及び概要を記載する。

 サプレッションプール水排水系の主要設備の仕様及び概要
設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[サプレッション・プール水排水系]－[主要設備の仕様]【表】サプレッション・プール水排水系主要機器仕様：[その他発電用原子炉の附属施設]－[サプレッション・プール水排水系]－[主要設備] サプレッションプール水排水系について、設計方針を満足する設計となっていることを記載する。

 サプレッションプール水排水系に関する性能の評価
設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[サプレッション・プール水排水系]－[評価]（2）使用済燃料輸送容器保管建屋
 使用済燃料輸送容器保管建屋の概要を記載する。

（2）使用済燃料輸送容器保管建屋
 使用済燃料輸送容器保管建屋の概要
設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[使用済燃料輸送容器保管建屋]－[概要]

 使用済燃料輸送容器保管建屋の設計方針を記載する。

 使用済燃料輸送容器保管建屋の設計方針
設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[使用済燃料輸送容器保管建屋]－[設計方針]3-176

備考

[3] 発電用原子炉施設の安全設計

JSAR ガイドライン
 使用済燃料輸送容器保管建屋の主要設備の仕様及び概要を記載する。

JSAR ガイドライン解説
 使用済燃料輸送容器保管建屋の主要設備の仕様及び概要
設置許可申請書 添付書類八：[その他発電用原子炉の附属施設]－[使用済燃料輸送容器保管建屋]－[主要設備の仕様]【表】仕様済燃料輸送容器保管建屋主要仕様：[その他発電用原子炉の附属施設]－[使用済燃料輸送容器保管建屋]－[主要設備]3-177

備考

[4] 発電用原子炉施設の放射線の管理[4] 発電用原子炉施設の放射線の管理
JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説

4.1 放射線防護に関する基本方針

4.1 放射線防護に関する基本方針

 周辺監視区域外の公衆及び発電所放射線業務従事者等の放射線防護の基本的考 周辺監視区域外の公衆及び発電所放射線業務従事者等の放射線防護の基本的考

え方（法令等の遵守を含む）について記載する。

え方（法令等の遵守を含む）
設置許可申請書 添付書類九：[放射線防護に関する基本方針]－[基本的考え方]

 放射線防護に係る具体的方法について、以下の項目を含めて記載する。

 放射線防護に係る具体的方法
設置許可申請書 添付書類九 遮蔽，換気，放射線管理，廃棄物処理等に係る設計上の考慮：[放射線防護に関する基本方針]－[具体的方法]

 従事者の作業環境整備と線量低減
 保全区域及び周辺監視区域内への立入制限
 気体及び液体廃棄物の放出管理
4.2 発電所の放射線管理

4.2 発電所の放射線管理(1) 管理区域、保全区域及び周辺監視区域の設定(1) 管理区域、保全区域及び周辺監視区域の設定

 管理区域、保全区域及び周辺監視区域の設定の考え方並びにその範囲について記

 管理区域、保全区域及び周辺監視区域の設定の考え方並びにその範囲
設置許可申請書 添付書類九載する。

：[発電所の放射線管理]－[管理区域、保全区域及び周辺監視区域の設定]【図】管理区域及び周辺監視区域図(2) 管理区域内の管理(2) 管理区域内の管理

 管理区域について講ずべき措置を記載する。

 管理区域について講ずべき措置
設置許可申請書 添付書類九：[発電所の放射線管理]－[管理区域内の管理] 管理区域の管理の具体的方法について、以下の項目を含めて記載する。

 管理区域の管理の具体的方法
設置許可申請書 添付書類九：{[発電所の放射線管理]－[管理区域内の管理]}－[遮蔽及び換気] 遮蔽及び換気【表】管理区域内の遮蔽設計基準：{同上}－[線量当量等の測定]

 線量等の測定（外部放射線に係る線量当量率、空気中の放射性物質の濃度、表面の放射性物質の密度、及び系統内の放射能）
 管理区域への人の出入管理の具体的方法について記載する。

 管理区域への人の出入管理の具体的方法
設置許可申請書 添付書類九：[発電所の放射線管理]－[管理区域内の管理]－[人の出入管理] 管理区域への物品の出入管理の具体的方法について記載する。

 管理区域への物品の出入管理の具体的方法
設置許可申請書 添付書類九：[発電所の放射線管理]－[管理区域内の管理]－[物品の出入管理] 管理区域内の区分の考え方について記載する。

 管理区域内の区分の考え方
設置許可申請書 添付書類九：[発電所の放射線管理]－[管理区域内の管理]－[管理区域内の区分]

 管理区域内での作業の具体的管理方法について記載する。

 管理区域内での作業の具体的管理方法
設置許可申請書 添付書類九：[発電所の放射線管理]－[管理区域内の管理]－[作業管理](3) 保全区域内の管理(3) 保全区域内の管理

 保全区域において講ずべき措置について記載する。

 保全区域において講ずべき措置
設置許可申請書 添付書類九：[発電所の放射線管理]－[保全区域内の管理](4) 周辺監視区域内の管理(4) 周辺監視区域内の管理

 周辺監視区域について講ずべき措置及び具体的な管理の方法について記載する。

 周辺監視区域について講ずべき措置及び具体的な管理の方法
設置許可申請書 添付書類九：[発電所の放射線管理]－[周辺監視区域内の管理](5) 個人被ばく管理(5) 個人被ばく管理

4-1

備考

[4] 発電用原子炉施設の放射線の管理

JSAR ガイドライン
 放射線業務従事者の個人管理の方法について、以下の項目を含めて記載する。

JSAR ガイドライン解説
 放射線業務従事者の個人管理の方法

 管理区域立入り前の措置（教育訓練及び健康診断を含む）

設置許可申請書 添付書類九 線量限度（告示）の遵守：[発電所の放射線管理]－[個人被ばく管理] 線量の管理（測定，評価，通知，記録）
 健康管理(6) 放射性廃棄物の放出管理(6) 放射性廃棄物の放出管理

 放射性廃棄物の放出管理の基本的な考え方について記載する。

 放射性廃棄物の放出管理の基本的な考え方
設置許可申請書 添付書類九：[発電所の放射線管理]－[放射性廃棄物の放出管理]

 気体廃棄物の放出管理の方法について記載する。

 気体廃棄物の放出管理の方法
設置許可申請書 添付書類九：[発電所の放射線管理]－[放射性廃棄物の放出管理]－[気体廃棄物]

 液体廃棄物の放出管理の方法について記載する。

 液体廃棄物の放出管理の方法
設置許可申請書 添付書類九：[発電所の放射線管理]－[放射性廃棄物の放出管理]－[液体廃棄物]

4.3 周辺監視区域境界及び周辺地域の放射線監視4.3 周辺監視区域境界及び周辺地域の放射線監視 空間放射線量等の監視について測定点、測定頻度及び測定方法を含めて記載す 空間放射線量等の監視に関する測定点、測定頻度及び測定方法る。

設置許可申請書 添付書類九：[周辺監視区域境界及び周辺地域の放射線監視]－[空間放射線量等の監視] 環境試料の放射能監視について測定試料の種類、測定頻度及び測定核種を含めて

 環境試料の放射能監視に関する測定資料の種類、測定頻度及び測定核種設置許可申請書 添付書類九記載する。

：[周辺監視区域境界及び周辺地域の放射線監視]－[環境試料の放射能監視] 異常時における測定について記載する。

 異常時における測定設置許可申請書 添付書類九：[周辺監視区域境界及び周辺地域の放射線監視]－[異常時における測定]

4.4 放射性廃棄物処理

4.4 放射性廃棄物処理

 放射性廃棄物処理の基本的考え方について、気体・液体・固体廃棄物の種類別に

 放射性廃棄物処理の基本的考え方記載する。

設置許可申請書 添付書類九：[放射性廃棄物処理]－[放射性廃棄物処理の基本的考え方](1) 気体廃棄物処理(1) 気体廃棄物処理

 平常運転時において発生する気体廃棄物の発生源及び放出経路を記載する。

 平常運転時に発生する気体廃棄物の発生源及び放出経路
設置許可申請書 添付書類九：[放射性廃棄物処理]－[気体廃棄物処理]－[気体廃棄物の発生源]【図】通常運転時における気体廃棄物の主な放出経路図

 冷却材中の希ガス及びよう素の濃度を求める計算式、計算条件、計算結果につい 冷却材中の希ガス及びよう素の濃度を求める計算式、計算条件、計算結果て記載する。

設置許可申請書 添付書類九：[放射性廃棄物処理]－[気体廃棄物処理]－[気体廃棄物の推定放出量]－[気体廃棄物放出量推定のための前提]【表】希ガス漏えい率と実効エネルギ【表】冷却材中のよう素濃度

 気体廃棄物の年間推定放出量及び核種構成について、放出経路別の内訳を含めて

 気体廃棄物の年間推定放出量及び核種構成設置許可申請書 添付書類九記載する。

：{[放射性廃棄物処理]－[気体廃棄物処理]－[気体廃棄物の推定放出量]}－[放射化生成核種の放出量]：{同上}－[放射性希ガス及び放射性よう素の放出量]【表】換気系における希ガス及びよう素の漏えい係数【表】希ガス放出量及び実効エネルギ【表】よう素の放出量
 気体廃棄物の放出管理目標値について記載する。

 気体廃棄物の放出管理目標値

4-2

備考

[4] 発電用原子炉施設の放射線の管理

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
設置許可申請書 添付書類九：[放射性廃棄物処理]－[気体廃棄物処理]－[放出管理](2) 液体廃棄物処理(2) 液体廃棄物処理

 平常運転時において発生する液体廃棄物の発生源及び放出経路を記載する。

 平常運転時に発生する液体廃棄物の発生源及び放出経路
設置許可申請書 添付書類九：[放射性廃棄物処理]－[液体廃棄物処理]－[液体廃棄物の発生源]【図】液体廃棄物処理系の放射性物質濃度等説明図

 平常運転時に発生する液体廃棄物の年間推定発生量を算定の前提条件を含めて

 平常運転時に発生する液体廃棄物の年間推定発生量記載する。

設置許可申請書 添付書類九：[放射性廃棄物処理]－[液体廃棄物処理]－[液体廃棄物の推定発生量（原子炉 1 基当たり）]【表】液体廃棄物の推定発生量と推定環境放出量

 液体廃棄物の年間推定放出量、及び核種構成を記載する。

 液体廃棄物の年間推定放出量及び核種構成設置許可申請書 添付書類九：[放射性廃棄物処理]－[液体廃棄物処理]－[液体廃棄物の推定発生量（原子炉 1 基当たり）]【表】液体廃棄物の推定発生量と推定環境放出量

 液体廃棄物の放出管理目標値について記載する。

 液体廃棄物の放出管理目標値
設置許可申請書 添付書類九：[放射性廃棄物処理]－[液体廃棄物処理]－[放出管理](3) 固体廃棄物処理(3) 固体廃棄物処理

 平常運転時において発生する固体廃棄物の種類別の年間推定発生量を記載する。

 平常運転時に発生する固体廃棄物の種類別の年間推定発生量
設置許可申請書 添付書類九：[放射性廃棄物処理]－[固体廃棄物処理]－[固体廃棄物の種類とその発生量]【表】固体廃棄物推定発生量

 固体廃棄物の保管管理について記載する。

 固体廃棄物の保管管理設置許可申請書 添付書類九：[放射性廃棄物処理]－[固体廃棄物処理]－[保管管理]

4.5 平常運転時における一般公衆の受ける線量評価

4.5 平常運転時における一般公衆の受ける線量評価

 線量評価において準拠する適用規格・基準について記載する。

 線量評価において準拠する適用規格・基準
設置許可申請書 添付書類九：[平常運転時における一般公衆の受ける線量評価]

 気体廃棄物中の放射性希ガスのγ線に起因する実効線量について、計算式及び計 気体廃棄物中の放射性希ガスのγ線に起因する実効線量
設置許可申請書 添付書類九

算条件を含めて記載する。

：[平常運転時における一般公衆の受ける線量評価]－[線量の計算]－[気体廃棄物中の放射性希ガスのγ線に起因する実効線量]【表】風向別大気安定度別風速逆数の総和【表】風向別大気安定度別風速逆数の平均及び風向別風速逆数の平均【表】風向出現頻度（隣接方位も含む）及び間欠放出時の 3 方位に向かう
合計回数【表】敷地境界外における放射性希ガスのγ線に起因する実効線量【表】周辺監視区域境界外における放射性希ガスのγ線に起因する実効線量【図】線量計算地点
 液体廃棄物中の放射性物質に起因する実効線量について、計算式及び計算条件を

 液体廃棄物中の放射性物質に起因する実効線量含めて記載する。

設置許可申請書 添付書類九：[平常運転時における一般公衆の受ける線量評価]－[線量の計算]－[液体廃棄物中に含まれる放射性物質に起因する実効線量]【表】線量計算に使用するパラメータ及び換算係数【表】核種組成及び濃縮係数【表】液体廃棄物中放射性物質の実効線量係数

 放射性よう素に起因する実効線量について、計算方法の概要、計算式及び計算条

 放射性よう素に起因する実効線量

4-3

備考

[4] 発電用原子炉施設の放射線の管理

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説

件を含めて記載する。

設置許可申請書 添付書類九：[平常運転時における一般公衆の受ける線量評価]－[線量の計算]－[放射性よう素に起因する実効線量]【表】線量計算に使用するパラメータ及び換算係数【表】核種組成及び濃縮係数【表】放射性よう素の年平均地上空気中濃度【表】気体廃棄物中に含まれる放射性よう素に起因する実効線量【表】気体廃棄物中及び液体廃棄物中に含まれる放射性よう素に起因する
実効線量

 線量評価結果の合算値及び線量目標値を満足できることを記載する。

 線量評価結果の合算値及びその評価
設置許可申請書 添付書類九：[平常運転時における一般公衆の受ける線量評価]－[線量の評価結果]

4-4

備考

[5] 発電用原子炉施設において事故が発生した場合における当該事故に対処するために必要な施設及び体制の整備[5] 発電用原子炉施設において事故が発生した場合における当該事故に対処するために必要な施設及び体制の整備
JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説

5.1 安全評価に関する基本方針

5.1 安全評価に関する基本方針

5.1.1 基本的考え方

5.1.1 基本的考え方

 安全評価の目的として、安全設計の基本方針の妥当性の確認について記載する。

 安全設計の基本方針の妥当性の確認
設置許可申請書 添付書類十：[安全評価に関する基本方針]－[基本的考え方]－[安全設計の基本方針の妥当性の確認]

 安全評価の目的として、原子炉立地条件の適否の確認について記載する。

 原子炉立地条件の適否の確認
設置許可申請書 添付書類十：[安全評価に関する基本方針]－[基本的考え方]－[立地条件の適否の確認]（1）運転時の異常な過渡変化
 「運転時の異常な過渡変化」の定義を記載する。

（1）運転時の異常な過渡変化
 「運転時の異常な過渡変化」の定義
設置許可申請書 添付書類十：[安全評価に関する基本方針]－[基本的考え方]－[運転時の異常な過渡変化]－[定義] 「過渡事象の分類」及び「発生頻度」の妥当性

追加記載事項：考慮すべき事故事象の選定について記載する。(補足資料１-⑪) 安全設計の基本方針の妥当性を確認するため、「運転時の異常な過渡変化」とし

 「運転時の異常な過渡変化」として安全評価の対象とする事象
設置許可申請書 添付書類十て安全評価の対象とする以下の事象について記載する。

：[安全評価に関する基本方針]－[基本的考え方]－[運転時の異常な過渡変化]

 炉心内の反応度又は出力分布の異常な変化－[評価事象] 炉心内の熱発生又は熱除去の異常な変化
 原子炉冷却材圧力又は原子炉冷却材保有量の異常な変化
 想定された事象が生じた場合、炉心は損傷に至ることなく、かつ原子炉施設は通 想定された事象が生じた場合、炉心は損傷に至ることなく、かつ原子炉施設は通常運転に復帰できる状態で事象が収束される設計であることを判断する基準を常運転に復帰できる状態で事象が収束される設計であることを判断する基準記載する。また、事象ごとにさらに具体的な基準を用いる場合には、各事象の説

設置許可申請書 添付書類十：[安全評価に関する基本方針]－[基本的考え方]－[運転時の異常な過渡変化]

明の中で記載する。

－[判断基準]（2）設計基準事故
 「設計基準事故」の定義を記載する。

（2）設計基準事故
 「設計基準事故」の定義
設置許可申請書 添付書類十：[安全評価に関する基本方針]－[基本的考え方]－[設計基準事故]－[定義] 「事故事象の分類」及び「発生頻度」の妥当性

追加記載事項：考慮すべき事故事象の選定について記載する。(補足資料１-⑪) 安全設計の基本方針の妥当性を確認するため、「設計基準事故」として安全評価

 「設計基準事故」として安全評価の対象とする事象の対象とする以下の事象について記載する。

設置許可申請書 添付書類十 原子炉冷却材の喪失又は炉心冷却状態の著しい変化：[安全評価に関する基本方針]－[基本的考え方]－[設計基準事故]

 反応度の異常な投入又は原子炉出力の急激な変化－[評価事象] 環境への放射性物質の異常な放出 原子炉格納容器内圧力、雰囲気等の異常な変化
 想定された事象が生じた場合、炉心の溶融あるいは著しい損傷のおそれがなく、 想定された事象が生じた場合、炉心の溶融あるいは著しい損傷のおそれがなく、かつ事象の過程において他の異常状態の原因となるような 2 次的損傷がなく、さかつ事象の過程において他の異常状態の原因となるような 2 次的損傷がなく、さらに放射性物質の放散に対する障壁の設計が妥当であることを確認する判断基

らに放射性物質の放散に対する障壁の設計が妥当であることを確認する判断基

準を記載する。また、事象ごとにさらに具体的な基準を用いる場合には、各事象

準の説明の中で記載する。

設置許可申請書 添付書類十：[安全評価に関する基本方針]－[基本的考え方]－[設計基準事故]－[判断基準]（3）重大事故及び仮想事故
 「重大事故」及び「仮想事故」の定義を記載する。

（3）重大事故及び仮想事故
 「重大事故」及び「仮想事故」の定義
設置許可申請書 添付書類十：[安全評価に関する基本方針]－[基本的考え方]－[重大事故及び仮想事故]

5-1

備考

[5] 発電用原子炉施設において事故が発生した場合における当該事故に対処するために必要な施設及び体制の整備

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説－[定義

 原子炉立地条件の適否を評価する観点から、「重大事故」及び「仮想事故」とし

 「重大事故」及び「仮想事故」として安全評価の対象とする事象及び事象選定のて安全評価の対象とする事象及び事象選定の考え方について記載する。

考え方
設置許可申請書 添付書類十：[安全評価に関する基本方針]－[基本的考え方]－[重大事故及び仮想事故]－[評価事象] 「重大事故」及び「仮想事故」に係る原子炉施設の立地上の妥当性の判断基準を

 重大事故及び仮想事故に係る原子炉施設の立地上の妥当性の判断基準記載する。

設置許可申請書 添付書類十：[安全評価に関する基本方針]－[基本的考え方]－[重大事故及び仮想事故]－[判断基準]5.1.2 解析にあたって考慮する事項

5.1.2 解析にあたって考慮する事項

 解析に当たって考慮する事項について、以下の項目を含めて記載する。

 解析に当たって考慮する事項

 解析で想定する前提条件及び範囲

設置許可申請書 添付書類十：{[安全評価に関する基本方針]－[解析に当たって考慮する事項]}－[解析に当たって考慮する範囲]

 安全機能に対する仮定


解析にあたって考慮する安全機能

想定する機器の単一故障



運転員の手動操作についての仮定



安全保護系作動のための信号の種類及び発生時点



工学的安全施設の動作を期待する場合における外部電源が利用できない場：{同上}－[安全機能に対する仮定]【表】解析において影響緩和のため考慮する主要な安全機能（運転時の異常な過渡変化）【表】解析において影響緩和のため考慮する主要な安全機能（事故）合の考慮

スクラム信号の種類、遅れ時間の考慮及び制御棒挿入状態の考え方

 解析に使用するモデル及びパラメータの選定の考え方（不確定因子への考慮：{同上}－[解析に使用するモデル及びパラメータ]を含む）
5.1.3 解析に使用する計算プログラム

5.1.3 解析に使用する計算プログラム

 「運転時の異常な過渡変化」及び「設計基準事故」の解析に使用する計算プログ

 「運転時の異常な過渡変化」及び「設計基準事故」の解析に使用する計算プログ

ラムの概要について、以下の項目を含めて記載する。

ラムの概要

 使用する評価モデル

設置許可申請書 添付書類十：[安全評価に関する基本方針]－[解析に使用する計算プログラム]

 解析に用いる手法【表】解析に使用する計算プログラム一覧表（運転時の異常な過渡変化）【表】解析に使用する計算プログラム一覧表（事故）5.2 運転時の異常な過渡変化の解析

5.2 運転時の異常な過渡変化の解析

5.2.1 解析方法及び解析条件

5.2.1 解析方法及び解析条件

 「運転時の異常な過渡変化」の解析で用いる主要な解析方法及び解析条件につい 「運転時の異常な過渡変化」の解析で用いる主要な解析方法及び解析条件て、以下の項目を含めて記載する。

設置許可申請書 添付書類十 プラントの初期定常運転条件：[運転時の異常な過渡変化の解析]－[解析方法及び解析条件]

 安全保護系設定値及び応答時間【表】解析に使用する計算プログラム一覧表（運転時の異常な過渡変化）

 スクラム特性【図】中性子束高（熱流束相当）の解析上のスクラム設定

 反応度係数【図】主蒸気隔離弁閉止特性

 その他解析に使用される主要な入力パラメータ
5.2.2 過渡解析

5.2.2 過渡解析

 炉心内の反応度又は出力分布の異常な変化を生じさせる可能性がある事象とし 炉心内の反応度又は出力分布の異常な変化を生じさせる可能性がある事象として選定した評価事象について以下の項目を含めて記載する。

て選定した評価事象
設置許可申請書 添付書類十：{[運転時の異常な過渡変化の解析]－[過渡解析]－[炉心内の反応度又は出力分布の異常な変化]}

 原因：{同上}－[原子炉起動時における制御棒の異常な引き抜き]※－[原因] 対策及び保護機能：{同上}－[原子炉起動時における制御棒の異常な引き抜き]※－[対策及び保護機能]

5-2

備考

[5] 発電用原子炉施設において事故が発生した場合における当該事故に対処するために必要な施設及び体制の整備

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説

備考※

 解析方法：{同上}－[原子炉起動時における制御棒の異常な引き抜き] －[解析方法]

 解析条件及び解析結果：{同上}－[原子炉起動時における制御棒の異常な引き抜き]※－[解析条件及び解析結果]【図】引抜制御棒反応度曲線【図】スクラム反応度曲線【図】原子炉起動時における制御棒の異常な引き抜き時の過渡変化：{同上}－[原子炉起動時における制御棒の異常な引き抜き]※ 判断基準への適合性の検討－[判断基準への適合性の検討]※その他の事象についても同様の箇所を記載
 炉心内の熱発生又は熱除去の異常な変化を生じさせる可能性がある事象として

 炉心内の熱発生又は熱除去の異常な変化を生じさせる可能性がある事象として選定した評価事象

選定した評価事象について以下の項目を含めて記載する。

設置許可申請書 添付書類十：{[運転時の異常な過渡変化の解析]－[過渡解析]－[炉心内の熱発生又は熱除去の異常な変化]}
 原因：{同上}－[原子炉冷却材流量の部分喪失]※－[原因] 対策及び保護機能：{同上}－[原子炉冷却材流量の部分喪失]※－[対策及び保護機能] 解析条件及び解析結果：{同上}－[原子炉冷却材流量の部分喪失]※－[解析条件及び解析結果]【図】原子炉冷却材流量の部分喪失時の過渡変化：{同上}－[原子炉冷却材流量の部分喪失]※－[判断基準への適合性の検討]

 判断基準への適合性の検討※その他の事象についても同様の箇所を記載する
 原子炉冷却材圧力又は原子炉冷却材保有量の異常な変化を生じさせる可能性が 原子炉冷却材圧力又は原子炉冷却材保有量の異常な変化を生じさせる可能性がある事象として選定した評価事象

ある事象として選定した評価事象について以下の項目を含めて記載する。

設置許可申請書 添付書類十：{[運転時の異常な過渡変化の解析]－[過渡解析]－[原子炉冷却材圧力又は原子炉冷却材保有量の異常な変化]}
 原因：{同上}－[負荷の喪失]※－[原因] 対策及び保護機能：{同上}－[負荷の喪失]※－[対策及び保護機能] 解析条件及び解析結果：{同上}－[負荷の喪失]※－[解析条件及び解析結果]【図】負荷の喪失時の過渡変化：{同上}－[負荷の喪失]※－[判断基準への適合性の検討]

 判断基準への適合性の検討※その他の事象についても同様の箇所を記載する
5.2.3 結論

5.2.3 結論

 「運転時の異常な過渡変化」の解析結果について、判断基準への適合性を記載す 「運転時の異常な過渡変化」の解析結果に関する判断基準への適合性
設置許可申請書 添付書類十る。

：[運転時の異常な過渡変化の解析]－[結論]5.3 設計基準事故の解析

5.3 設計基準事故の解析

5.3.1 原子炉冷却材の喪失又は炉心冷却状態の著しい変化

5.3.1 原子炉冷却材の喪失又は炉心冷却状態の著しい変化

 原子炉冷却材の喪失又は炉心冷却状態の著しい変化を生じさせる可能性がある

 原子炉冷却材の喪失又は炉心冷却状態の著しい変化を生じさせる可能性がある

事象として選定した評価事象について、以下の項目を含めて記載する。

事象として選定した評価事象
設置許可申請書 添付書類十：{[設計基準事故解析]－[原子炉冷却材の喪失又は炉心冷却状態の著しい変化]}：{同上}－[原子炉冷却材喪失]※－[原因]

 原因

5-3

[5] 発電用原子炉施設において事故が発生した場合における当該事故に対処するために必要な施設及び体制の整備

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説

 事故防止対策及び事故拡大防止対策：{同上}－[原子炉冷却材喪失]※－[事故防止対策及び事故拡大防止対策]

 事故経過の解析：{同上}－[原子炉冷却材喪失]※－[事故経過の解析]

解析条件（プラントの初期定常運転条件、安全保護系の設定点及び応答時【表】原子炉冷却材喪失解析主要計算条件

間、スクラム信号の種類及びスクラム遅れ時間、反応度係数を含む）【図】炉心流量急減の解析上のスクラムの設定値



解析方法

【図】原子炉冷却材喪失時及び主蒸気管破断時の解析の流れ図



解析結果

【図】HPCF 配管両端破断事故時における炉心流量、原子炉水位及び原

子炉圧力の変化、並びに燃料被覆管最高温度を与える位置での熱伝達係数及び温度の変化【図】燃料棒に破裂が発生する時点の燃料被覆管温度と燃料被覆管応力の関係：{同上}－[原子炉冷却材喪失]※－[判断基準への適合性の検討]

 判断基準への適合性の検討※その他の事象についても同様の箇所を記載する
5.3.2 反応度の異常な投入又は原子炉出力の急激な変化

5.3.2 反応度の異常な投入又は原子炉出力の急激な変化

 反応度の異常な投入又は原子炉出力の急激な変化を生じさせる可能性がある事

 反応度の異常な投入又は原子炉出力の急激な変化を生じさせる可能性がある事
象として選定した評価事象

象として選定した評価事象について、以下の項目を含めて記載する。

設置許可申請書 添付書類十：{[設計基準事故解析]－[反応度の異常な投入又は原子炉出力の急激な変化]}
 原因：{同上}－[制御棒落下]※－[原因] 事故防止対策及び事故拡大防止対策：{同上}－[制御棒落下]※－[事故防止対策及び事故拡大防止対策]

 事故経過の解析：{同上}－[制御棒落下]※－[事故経過の解析]

解析条件（プラントの初期定常運転条件、安全保護系の設定点及び応答時【図】落下制御棒反応度曲線

間、スクラム信号の種類及びスクラム遅れ時間、反応度係数を含む）【図】スクラム反応度曲線



解析方法

【図】燃料エンタルピの時間変化



解析結果

【図】燃料エンタルピ・ヒストグラム

：{同上}－[制御棒落下]※－[判断基準への適合性の検討]

 判断基準への適合性の検討※その他の事象についても同様の箇所を記載する
5.3.3 環境への放射性物質の異常な放出5.3.3 環境への放射性物質の異常な放出 環境への放射性物質の異常な放出を生じさせる可能性がある事象として選定し 環境への放射性物質の異常な放出を生じさせる可能性がある事象として選定した評価事象について、以下の項目を含めて記載する。

た評価事象
設置許可申請書 添付書類十：{[設計基準事故解析]－[環境への放射性物質の異常な放出]} 原因：{同上}－[主蒸気管破断]※－[原因] 事故防止対策及び事故拡大防止対策：{同上}－[主蒸気管破断]※－[事故防止対策及び事故拡大防止対策]

 事故経過の解析：{同上}－[主蒸気管破断]※－[事故経過の解析] 解析条件【図】原子炉冷却材喪失時及び主蒸気管破断時の解析の流れ図

 解析方法【図】主蒸気管破断時の冷却材流出量の変化、並びに炉心流量及び炉心平均圧力の変化 解析結果【図】主蒸気管破断時の燃料被覆管最高温度を与える位置での温度変化：{同上}－[主蒸気管破断]※－[核分裂生成物の放出量及び線量当量の評価]

 核分裂生成物の放出量及び線量の評価【表】放射性ハロゲン等の冷却材中濃度及び燃料棒から追加放出される
核分裂生成物の全量【表】主蒸気管破断時の核分裂生成物放出量（設計基準事故）【表】I-131 等価量への換算係数【表】主蒸気管破断時の実効線量（設計基準事故）【図】主蒸気管破断（設計基準事故）時の希ガス及びハロゲン等の大気

5-4

備考

[5] 発電用原子炉施設において事故が発生した場合における当該事故に対処するために必要な施設及び体制の整備

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
放出過程：{同上}－[主蒸気管破断]※－[判断基準への適合性の検討]

 判断基準への適合性の検討※その他の事象についても同様の箇所を記載する
5.3.4 原子炉格納容器内圧力,雰囲気等の異常な変化

5.3.4 原子炉格納容器内圧力,雰囲気等の異常な変化

 原子炉格納容器内圧力、雰囲気等の異常な変化を生じさせる可能性がある事象と 原子炉格納容器内圧力、雰囲気等の異常な変化を生じさせる可能性がある事象として選定した評価事象して選定した評価事象について、以下の項目を含めて記載する。

設置許可申請書 添付書類十：{[設計基準事故解析]－[原子炉格納容器内圧力、雰囲気等の異常な変化]}
 原因：{同上}－[可燃性ガスの発生]※－[原因] 事故防止対策及び事故拡大防止対策：{同上}－[可燃性ガスの発生]※－[事故防止対策及び事故拡大防止対策]

 事故経過の解析：{同上}－[可燃性ガスの発生]※－[事故経過の解析]【図】原子炉冷却材喪失時の格納容器内水素・酸素濃度の時間変化

 解析条件（プラントの初期定常運転条件、解析に使用する主要なパラメー
タを含む）
 解析方法 解析結果：{同上}－[可燃性ガスの発生]※－[判断基準への適合性の検討]

 判断基準への適合性の検討※その他の事象についても同様の箇所を記載する：{同上}－[動荷重の発生]

また、設計基準事故時における動荷重の発生に対する考慮について記載する。
5.3.5 結論

5.3.5 結論

 「設計基準事故」の解析結果について、判断基準への適合性を記載する。

 「設計基準事故」の解析結果に関する判断基準への適合性
設置許可申請書 添付書類十：[設計基準事故解析]－[結論]5.3.6 その他(地震,火災,台風,洪水等)

5.3.6 その他（地震,火災,台風,洪水等）

 自然現象（地震、火災、風、洪水等）について敷地で考えられる最も過酷な想定

 自然現象（地震、火災、風、洪水等）について敷地で考えられる最も過酷な想定下において、安全機能を喪失しないための設計上の考慮を記載する。

下において、安全機能を喪失しないための設計上の考慮
設置許可申請書 添付書類十：[設計基準事故解析]－[その他（地震、火災、台風、洪水等）]

5.4 重大事故及び仮想事故

5.4 重大事故及び仮想事故

5.4.1 重大事故

5.4.1 重大事故

 原子炉立地条件の適否を確認するため、「重大事故」として選定した評価事象に

 「重大事故」として選定した評価事象
設置許可申請書 添付書類十ついて、以下の項目を含めて記載する。

：{[重大事故及び仮想事故]－[重大事故]} 事故の想定：{同上}－[原子炉冷却材喪失]※－[事故の想定]

 核分裂生成物の放出量：{同上}－[原子炉冷却材喪失]※－[核分裂生成物の放出量]【表】放射性よう素の炉内内蔵量等【表】放射性希ガスの炉内内蔵量等【表】原子炉冷却材喪失時の核分裂生成物放出量（重大事故）【表】原子炉冷却材喪失時のエネルギ群別γ線積算線源強度（重大事故）【図】原子炉冷却材喪失（重大事故）時のよう素及び希ガスの大気放出
過程：{同上}－[原子炉冷却材喪失]※－[線量の評価]

 線量の評価【表】I-131 等価量への換算係数【表】原子炉冷却材喪失時の線量（重大事故）※その他の事象についても同様の箇所を記載する

5-5

備考

[5] 発電用原子炉施設において事故が発生した場合における当該事故に対処するために必要な施設及び体制の整備

JSAR ガイドライン
 「重大事故」に対する線量評価の結果について、立地条件の適否を判断する上でJSAR ガイドライン解説
 重大事故に対する線量評価の結果に関する判断基準への適合性の検討の判断基準への適合性を記載する。

設置許可申請書 添付書類十： [重大事故及び仮想事故]－[重大事故]－[判断基準への適合性の検討]【表】原子炉冷却材喪失時の線量（重大事故）《表一部省略》

5.4.2 仮想事故

5.4.2 仮想事故

 原子炉立地条件の適否を確認するため、「仮想事故」として選定した評価事象に

 「仮想事故」として選定した評価事象

ついて、以下の項目を含めて記載する。

設置許可申請書 添付書類十：{[重大事故及び仮想事故の解析]－[仮想事故]}

 事故の想定：{同上}－[原子炉冷却材喪失]※－[事故の想定]

 核分裂生成物の放出量：{同上}－[原子炉冷却材喪失]※－[核分裂生成物の放出量]【表】放射性よう素の炉内内蔵量等【表】放射性希ガスの炉内内蔵量等【表】原子炉冷却材喪失時の核分裂生成物放出量（仮想事故）【表】原子炉冷却材喪失時のエネルギ群別γ線積算線源強度（仮想事故）【図】原子炉冷却材喪失（仮想事故）時のよう素及び希ガスの大気放出
過程：{同上}－[原子炉冷却材喪失]※－[線量の評価]

 線量の評価【表】原子炉冷却材喪失時の線量（仮想事故）【表】原子炉冷却材喪失時の全身線量の積算値（仮想事故）※その他の事象についても同様の箇所を記載する
 「仮想事故」に対する線量評価の結果について、立地条件の適否を判断する上で

 仮想事故に対する線量評価の結果に関する判断基準への適合性の検討の判断基準への適合性を記載する。

設置許可申請書 添付書類十： [重大事故及び仮想事故]－[仮想事故]－[判断基準への適合性の検討]【表】原子炉冷却材喪失時の線量（仮想事故）《表一部省略》

5.4.3 結論

5.4.3 結論

 原子炉施設が立地条件を満足していることを記載する。

 原子炉施設の立地条件の適否を判断する上での判断基準への適合性
設置許可申請書 添付書類十： [重大事故及び仮想事故]－[結論]5.５重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能

5.5 重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力

力
5.5.1 重大事故等対策

5.5.1 重大事故等対策

 重大事故等対処設備に係る事項について、以下を含めて記載する。

 重大事故等対処設備に係る事項
設置許可申請書 添付書類十：{[重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技
術的能力]－[重大事故等対策]－[重大事故等対処設備に係る事項]}

 切り替えの容易性：{同上}－[切り替えの容易性]

 アクセスルートの確保：{同上}－[アクセスルートの確保]

 復旧作業に係る事項について、以下を含めて記載する。

 復旧作業に係る事項
設置許可申請書 添付書類十：{[重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技
術的能力]－[重大事故等対策]－[復旧作業に係る事項]}

 予備品等の確保：{同上}－[予備品等の確保]

 保管場所：{同上}－[保管場所]

 アクセスルートの確保：{同上}－[アクセスルートの確保]

5-6

備考

[5] 発電用原子炉施設において事故が発生した場合における当該事故に対処するために必要な施設及び体制の整備

JSAR ガイドライン
 支援に係る事項について記載する。

JSAR ガイドライン解説
 支援に係る事項
設置許可申請書 添付書類十：[重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術
的能力]－[重大事故等対策]－[支援に係る事項]

 手順書の整備、教育及び訓練の実施並びに体制の整備について記載する。

 手順書の整備、教育及び訓練の実施並びに体制の整備
設置許可申請書 添付書類十： [重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技
術的能力]－[重大事故等対策]－[手順書の整備、教育及び訓練の実施並びに体制の整備]【表】重大事故等対策における手順書の概要【表】重大事故等対策における操作の成立性

5.5.2 大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムヘの対応における事項（1）可搬型設備等による対応
 大規模損壊発生時の手順書の整備について、以下の項目を含めて記載する。

5.5.2 大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムへの対応における事項（1）可搬型設備等による対応
 大規模損壊発生時の手順書の整備
設置許可申請書 添付書類十：{[重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技
術的能力]－[大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロ
リズムへの対応における事項]－[可搬型設備等による対応]－[大規模損壊発生時の手順書の整備]}

 大規模損壊のケーススタディで扱う自然現象の選定：{同上}－[大規模損壊のケーススタディで扱う自然現象の選定について]【表】自然現象が発電用原子炉施設へ与える影響評価【表】自然現象の重畳が発電用原子炉施設へ与える影響評価【表】大規模損壊へ至る可能性のある自然現象【図】大規模損壊を発生させる可能性のある自然現象の検討プロセスの概
要【図】大規模な自然災害（地震、津波、地震と津波の重畳）により生じ得るプラントの状況

 故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムヘの対応における考慮：{同上}－[故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムへの対応における考慮について] 大規模損壊発生時の対応手順書の整備及びその対応操作：{同上}－[大規模損壊発生時の対応手順書の整備及びその対応操作]【表】大規模損壊発生時の対応操作一覧【表】機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順【図】大規模損壊発生時の対応全体概略フロー（プラント状況把握が困難
な場合）

 大規模損壊の発生に備えた体制の整備について、以下の項目を含めて記載する。

 大規模損壊の発生に備えた体制の整備
設置許可申請書 添付書類十：{[重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技
術的能力]－[大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロ
リズムへの対応における事項]－[可搬型設備等による対応]－[大規模損壊の発生に備えた体制の整備]}

 大規模損壊への対応のための要員への教育及び訓練の実施：{同上}－[大規模損壊への対応のための要員への教育及び訓練の実施]【表】大規模損壊発生時の対応に係る発電所要員の力量管理について

 大規模損壊発生時の体制：{同上}－[大規模損壊発生時の体制]

 大規模損壊発生時の要員確保及び通常とは異なる指揮命令系統の確立につい：{同上}－[大規模損壊発生時の要員確保及び通常とは異なる指揮命令系統のての基本的な考え方

確立についての基本的な考え方]

 大規模損壊発生時の対応拠点：{同上}－[大規模損壊発生時の対応拠点]

5-7

備考

[5] 発電用原子炉施設において事故が発生した場合における当該事故に対処するために必要な施設及び体制の整備

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説

 大規模損壊発生時の支援体制の確立
 大規模損壊の発生に備えた設備及び資機材の配備について記載する。

：{同上}－[大規模損壊発生時の支援体制の確立]
 大規模損壊の発生に備えた設備及び資機材の配備
設置許可申請書 添付書類十： [重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技
術的能力]－[大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロ
リズムへの対応における事項]－[可搬型設備等による対応]－[大規模損壊の発生に備えた設備及び資機材の配備]

5.6 重大事故等への対処に係る措置の有効性評価の基本的考え方

5.6 重大事故等への対処に係る措置の有効性評価の基本的考え方

5.6.1 評価対象の整理及び評価項目の設定

5.6.1 評価対象の整理及び評価項目の設定

 運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故に係る評価対象の整 運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故に係る評価対象の整理及び評価項目の設定について、以下を含めて記載する。

理及び評価項目の設定
設置許可申請書 添付書類十：[重大事故等への対処に係る措置の有効性評価の基本的考え方]－[評価対象の整理及び評価項目の設定]【表】有効性評価における重要事故シーケンスと技術的能力審査基準／設置許可基準規則／技術基準規則との関連：{[重大事故等への対処に係る措置の有効性評価の基本的考え方]－[評価対象の整理及び評価項目の設定]－[運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故]－[事故シーケンスのグループ化と重要事故ジーケンスの選定]}

 事故シーケンスの抽出：{同上}－[事故シーケンスの抽出]【図】内部事象運転時レベル 1PRA イベントツリー【図】地震レベル 1PRA 階層イベントツリー【図】地震レベル 1PRA イベントツリー【図】津波レベル 1PRA 津波高さ別イベントツリー【図】津波レベル 1PRA イベントツリー

 事故シーケンスのグループ化：{同上}－[事故シーケンスのグループ化]

 事故シーケンスの選定：{同上}－[重要事故シーケンスの選定]【表】重要事故シーケンスの選定（運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故）

 有効性を確認するための評価項目の設定：[重大事故等への対処に係る措置の有効性評価の基本的考え方]－[評価対象の整理及び評価項目の設定]－[運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故]－[有効性を確認するための評価項目の設定]

 運転中の原子炉における重大事故に係る評価対象の整理及び評価項目の設定に

 運転中の原子炉における重大事故に係る評価対象の整理及び評価項目の設定

ついて、以下の項目を含めて記載する。

設置許可申請書 添付書類十：{[重大事故等への対処に係る措置の有効性評価の基本的考え方]－[評価対象の整理及び評価項目の設定]－[運転中の原子炉における重大事故]－[格納容器破損モードの選定と評価事故シーケンスの選定]}

 格納容器破損モードの抽出：{同上}－[格納容器破損モードの抽出]【図】格納容器イベントツリー

 格納容器破損モードの選定：{同上}－[格納容器破損モードの選定]

 評価事故シーケンスの選定：{同上}－[評価事故シーケンスの選定]【表】評価事故シーケンスの選定（運転中の原子炉における重大事故）

 有効性を確認するための評価項目の設定：[重大事故等への対処に係る措置の有効性評価の基本的考え方]－[評価対象の整理及び評価項目の設定]－[運転中の原子炉における重大事故]

5-8

備考

[5] 発電用原子炉施設において事故が発生した場合における当該事故に対処するために必要な施設及び体制の整備

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説－[有効性を確認するための評価項目の設定]

 使用済燃料プールにおける重大事故に至るおそれがある事故に係る評価対象の

 使用済燃料プールにおける重大事故に至るおそれがある事故に係る評価対象の整理及び評価項目の設定について以下を含めて記載する。

整理及び評価項目の設定
設置許可申請書 添付書類十：{[重大事故等への対処に係る措置の有効性評価の基本的考え方]－[評価対象の整理及び評価項目の設定]－[使用済燃料プールにおける重大事故に至るおそれがある事故]}

 想定事故：{同上}－[想定事故]

 有効性を確認するための評価項目の設定：{同上}－[有効性を確認するための評価項目の設定]

 運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故に係る評価対象

 運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故に係る評価対象の整理及び評価項目の設定について、以下を含めて記載する。

の整理及び評価項目の設定
設置許可申請書 添付書類十：{[重大事故等への対処に係る措置の有効性評価の基本的考え方]－[評価対象の整理及び評価項目の設定]－[運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故]－[事故シーケンスのグループ化と重要事故シーケンスの選定]}

 運転停止中事故シーケンスの抽出：{同上}－[運転停止中事故シーケンスの抽出]【図】内部事象停止時レベル 1PRA イベントツリー

 運転停止中事故シーケンスのグループ化：{同上}－[運転停止中事故シーケンスのグループ化]

 重要事故シーケンスの選定：{同上}－[重要事故シーケンスの選定]【表】重要事故シーケンスの選定（運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故）

 有効性を確認するための評価項目の設定。

：[重大事故等への対処に係る措置の有効性評価の基本的考え方]－[評価対象の整理及び評価項目の設定]－[運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故]－[有効性を確認するための評価項目の設定]

5.6.2 評価に当たって考慮する事項

5.6.2 評価に当たって考慮する事項

 重大事故等に対する対策の有効性評価に当たって考慮する事項ついて、以下の項

 重大事故等に対する対策の有効性評価に当たって考慮する事項
設置許可申請書 添付書類十目を含めて記載する。

：{[重大事故等への対処に係る措置の有効性評価の基本的考え方]

 有効性評価において考慮する措置－[評価に当たって考慮する事項]}－[有効性評価において考慮する措置]
 安全機能の喪失に対する仮定：{同上}－[安全機能の喪失に対する仮定]

 外部電源に対する仮定：{同上}－[外部電源に対する仮定]

 単一故障に対する仮定：{同上}－[単一故障に対する仮定]

 運転員等の操作時間に対する仮定：{同上}－[運転員等の操作時間に対する仮定]

 考慮する範囲：{同上}－[考慮する範囲]

5.6.3 有効性評価に使用する計算プログラム

5.6.3 有効性評価に使用する計算プログラム

 有効性評価に使用する計算プログラムの概要について、以下の項目を含めて記載

 有効性評価に使用する計算プログラムの概要
設置許可申請書 添付書類十する。

：[重大事故等への対処に係る措置の有効性評価の基本的考え方]

 重要現象のモデル化－[有効性評価に使用する計算プログラム]

 妥当性確認及び不確かさの把握【表】有効性評価に使用する解析コード一覧表（運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故）【表】有効性評価に使用する解析コード一覧表（運転中の原子炉における
重大事故）

5-9

備考

[5] 発電用原子炉施設において事故が発生した場合における当該事故に対処するために必要な施設及び体制の整備

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説【表】有効性評価に使用する解析コード一覧表（運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故）【表】各解析コードにおける重要現象の不確かさ等

5.6.4 有効性評価における解析の条件設定の方針

5.6.4 有効性評価における解析の条件設定の方針

 有効性評価における解析の条件設定の考え方について記載する。

 有効性評価における解析の条件設定の考え方
設置許可申請書 添付書類十：[重大事故等への対処に係る措置の有効性評価の基本的考え方]－[有効性評価における解析の条件設定の方針]－[解析条件設定の考え方]

 共通の条件として設定する解析条件について、以下の項目を含めて記載する。

 共通の条件として設定する解析条件
設置許可申請書 添付書類十：{[重大事故等への対処に係る措置の有効性評価の基本的考え方]－[有効性評価における解析の条件設定の方針]－[共通解析条件]}：{同上}－[運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故]

 運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故、及び運転中の原【図】原子炉停止後の崩壊熱子炉における重大事故についての、初期条件及び重大事故等対策に関連する
機器条件：{同上}－[運転中の原子炉における重大事故]【図】原子炉停止後の崩壊熱
 使用済燃料貯蔵プールにおける重大事故についての初期条件：{同上}－[使用済燃料プールにおける重大事故に至るおそれがある事故]

 運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故についての初：{同上}－[運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故]

期条件【図】原子炉停止後の崩壊熱

5.6.5 解析の実施

5.6.5 解析の実施

 有効性評価における解析に係る実施方針を記載する。

 有効性評価における解析に係る実施方針
設置許可申請書 添付書類十：[重大事故等への対処に係る措置の有効性評価の基本的考え方]－[解析の実施]

5.6.6 解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価方針

5.6.6 解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価方針

 解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の方針について、影響評価の範囲

 解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価の方針
設置許可申請書 添付書類十及び以下の項目を含めて記載する。

：{[重大事故等への対処に係る措置の有効性評価の基本的考え方]－[解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価方針]}
 解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価：{同上}－[解析コードにおける重要現象の不確かさの影響評価]【表】評価項目となるパラメータに有意な影響を与える重要現象一覧（運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故）【表】評価項目となるパラメータに有意な影響を与える重要現象一覧（運転中の原子炉における重大事故）【表】評価項目となるパラメータに有意な影響を与える重要現象一覧（運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故）

 解析条件の不確かさの影響評価：{同上}－[解析条件の不確かさの影響評価]

 操作時間余裕の把握：{同上}－[操作時間余裕の把握]

5.6.7 必要な要員及び資源の評価方針

5.6.7 必要な要員及び資源の評価方針

 重大事故等対策に必要な要員及び資源の評価方針について記載する。

 重大事故等対策に必要な要員及び資源の評価方針
設置許可申請書 添付書類十：[重大事故等への対処に係る措置の有効性評価の基本的考え方]－[必要な要員及び資源の評価方針]

5.7 重大事故に至るおそれがある事故及び重大事故に対する対策の有効性評価

5.7 重大事故に至るおそれがある事故及び重大事故に対する対策の有効性評価

5.7.1 運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故

5.7.1 運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故

 運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故に係る炉心損傷防止

 運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故に係る炉心損傷防止対策の有効性評価について、以下の項目を含めて選定した重要事故シーケンス毎対策の有効性評価

5-10

備考

[5] 発電用原子炉施設において事故が発生した場合における当該事故に対処するために必要な施設及び体制の整備

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説に記載する。

設置許可申請書 添付書類十：{[重大事故に至るおそれがある事故及び重大事故に対する対策の有効性評
価]－[運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故]}：{同上}－[高圧・低圧注水機能喪失]※

 事故シーケンスグループの特徴、炉心損傷防止対策－[事故シーケンスグループの特徴、炉心損傷防止対策]【表】「高圧・低圧注水機能喪失」の重大事故等対策について【図】「高圧・低圧注水機能喪失」の重大事故等対策の概略系統図【図】「高圧・低圧注水機能喪失」の対応手順の概要【図】「高圧・低圧注水機能喪失」の作業と所要時間：{同上}－[高圧・低圧注水機能喪失]※－[炉心損傷防止対策の有効性評価]

 炉心損傷防止対策の有効性評価【表】主要解析条件（高圧・低圧注水機能喪失）【図】原子炉圧力、原子炉水位、注水流量、逃がし安全弁からの蒸気流量
及び原子炉圧力容器内の保有水量の推移【図】燃料被覆管の最高温度発生位置における熱伝達係数及びボイド率の推移【図】高出力燃料集合体及び炉心下部プレナム部のボイド率の推移【図】燃料被覆管に破裂が発生する時点での燃料被覆管温度と燃料被覆管の円周方向の応力の関係【図】格納容器圧力及び格納容器気相部温度の推移【図】サプレッション・チェンバ・プール水位及び水温の推移：{同上}－[高圧・低圧注水機能喪失]※

 解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価－[解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価]【図】操作開始時間 5 分遅れのケースにおける原子炉圧力、原子炉水位及び燃料被覆管温度の推移
 必要な要員及び資源の評価：{同上}－[高圧・低圧注水機能喪失]※－[必要な要員及び資源の評価]

 炉心損傷防止対策の有効性の確認：{同上}－[高圧・低圧注水機能喪失]※－[結論]※その他の事象についても同様の箇所を記載する

5.7.2 運転中の原子炉における重大事故

5.7.2 運転中の原子炉における重大事故

 運転中の原子炉における重大事故に係る格納容器破損防止対策の有効性評価に

 運転中の原子炉における重大事故に係る格納容器破損防止対策の有効性評価
設置許可申請書 添付書類十ついて,以下の項目を含めて選定した評価事故シーケンス毎に記載する。

：[重大事故に至るおそれがある事故及び重大事故に対する対策の有効性評価]－[運転中の原子炉における重大事故]
 格納容器破損モードの特徴、格納容器破損防止対策：{[重大事故に至るおそれがある事故及び重大事故に対する対策の有効性評
価]－[運転中の原子炉における重大事故]－[雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）]}－[格納容器破損モードの特徴、格納容器破損防止対策]：{同上}－[代替循環冷却系を使用する場合] ※－[格納容器破損防止対策]【表】「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」の重大事故等対策について【図】「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」の重大事故等対策の概略系統図【図】「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」の対応手順の概要【図】「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」の作業と所要時間：{同上}－[代替循環冷却系を使用する場合] ※ 格納容器破損防止対策の有効性評価－[格納容器破損防止対策の有効性評価]【表】主要解析条件（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）【図】原子炉水位、注水流量及び原子炉圧力容器内の保有水量の推移【図】燃料最高温度の推移

5-11

備考

[5] 発電用原子炉施設において事故が発生した場合における当該事故に対処するために必要な施設及び体制の整備

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説【図】格納容器圧力及び格納容器気相部温度の推移【図】サプレッション・チェンバ・プール水位及び水温の推移：{同上}－[代替循環冷却系を使用する場合]※

 解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価－[解析コード及び解析条件の不確かさの影響評価]【図】格納容器圧力及び格納容器気相部温度の推移（Exessive LOCA の発生を考慮した場合）
 必要な要員及び資源の評価：{同上}－[代替循環冷却系を使用する場合]※－[必要な要員及び資源の評価]

 格納容器破損防止対策の有効性の確認：{同上}－[代替循環冷却系を使用する場合]※－[結論]※その他の事象についても同様の箇所を記載する

5.7.3 使用済燃料プールにおける重大事故に至るおそれがある事故

5.7.3 使用済燃料プールにおける重大事故に至るおそれがある事故

 使用済燃料プールにおける重大事故に至るおそれがある事故に係る燃料損傷防 使用済燃料プールにおける重大事故に至るおそれがある事故に係る燃料損傷防止対策の有効性評価について、以下の項目を含めて想定事故毎に記載する。

止対策の有効性評価
設置許可申請書 添付書類十：{[重大事故に至るおそれがある事故及び重大事故に対する対策の有効性評
価]－[使用済燃料プールにおける重大事故に至るおそれがある事故]}：{同上}－[想定事故１]※－[想定事故１の特徴、燃料損傷防止対策]

 想定事故の特徴、燃料損傷防止対策【表】「想定事故 1」の重大事故等対策について【図】「想定事故 1」の重大事故等対策の概略系統図【図】「想定事故 1」の対応手順の概要【図】「想定事故 1」の作業と所要時間：{同上}－[想定事故１]※－[燃料損傷防止対策の有効性評価]

 燃料損傷防止対策の有効性評価【表】主要評価条件（想定事故 1）【図】使用済燃料プール水位の推移（想定事故 1）【図】使用済燃料プール水位と線量率（想定事故 1）
 評価条件の不確かさの影響評価：{同上}－[想定事故１]※－[評価条件の不確かさの影響評価]

 必要な要員及び資源の評価：{同上}－[想定事故１]※－[必要な要員及び資源の評価]

 燃料損傷防止対策の有効性の確認：{同上}－[想定事故１]※－[結論]※その他の事象についても同様の箇所を記載する

5.7.4 運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故

5.7.4 運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故

 運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故に係る燃料損傷

 運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故に係る燃料損傷防止対策の有効性評価について、以下の項目を含めて選定した重要事故シーケン防止対策の有効性評価

ス毎に記載する。

設置許可申請書 添付書類十：{[重大事故に至るおそれがある事故及び重大事故に対する対策の有効性評
価]－[運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故]}：{同上}－[崩壊熱除去機能喪失]※

 事故シーケンスグループの特徴、燃料損傷防止対策－[事故シーケンスグループの特徴、燃料損傷防止対策]【表】「崩壊熱除去機能喪失」の重大事故等対策について【図】「崩壊熱除去機能喪失」の重大事故等対策の概略系統図【図】「崩壊熱除去機能喪失」の対応手順の概要【図】「崩壊熱除去機能喪失」の作業と所要時間：{同上}－[崩壊熱除去機能喪失]※－[燃料損傷防止対策の有効性評価]

 燃料損傷防止対策の有効性評価【表】主要評価条件（崩壊熱除去機能喪失）【図】原子炉水位の推移【図】原子炉水位と線量率：{同上}－[崩壊熱除去機能喪失]※－[評価条件の不確かさの影響評価]

 評価条件の不確かさの影響評価

5-12

備考

[5] 発電用原子炉施設において事故が発生した場合における当該事故に対処するために必要な施設及び体制の整備

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説

 必要な要員及び資源の評価：{同上}－[崩壊熱除去機能喪失]※－[必要な要員及び資源の評価]

 燃料損傷防止対策の有効性の確認：{同上}－[崩壊熱除去機能喪失]※－[結論]※その他の事象についても同様の箇所を記載する

5.8 「5.5 重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術

5.8 「5.5 重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力」に係る補足事項

的能力」に係る補足事項

 「5.5.1 重大事故等対策」記載の重大事故対策に係る手順等について、以下の項

 「5.5.1 重大事故等対策」記載の重大事故対策に係る手順等

目を含めて記載する。
 対応手段と設備の選定

設置許可申請書 添付書類十 追補１：[緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等] ※－[対応手段と設備の選定]【表】機能喪失を想定する設計基準事故対処設備と整備する手順【表】重大事故等対処に係る監視計器【図】機能喪失原因対策分析：[緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための手順等] ※ 重大事故等時の手順－[重大事故等時の手順等]【図】原子炉の緊急停止対応フロー及びタイムチャート【図】ほう酸水注入ポンプによるほう酸水注入概要図【図】重大事故等時の対応手段選択フローチャート※その他の手順についても同様の箇所を記載する
5.9「5.6 重大事故等への対処に係る措置の有効性評価の基本的考え方」に係る補足事項

5.9「5.6 重大事故等への対処に係る措置の有効性評価の基本的考え方」に係る補足事項

5.9.1 事故シーケンスグループ及び重要事故シーケンス等の選定について

5.9.1 事故シーケンスグループ及び重要事故シーケンス等の選定について

 炉心損傷防止対策の有効性評価の事故シーケンスグループ抽出及び重要事故シ

 炉心損傷防止対策の有効性評価の事故シーケンスグループ抽出及び重要事故シーケンス選定について、以下の項目を含めて記載する。

ーケンスの選定
設置許可申請書 添付書類十 追補２．Ⅰ：{[事故シーケンスグループ及び重要事故シーケンス等の選定について]－[炉心損傷防止対策の有効性評価の事故シーケンスグループ抽出及び重要事故シーケンスの選定について]}【図】事故シーケンスグループ抽出及び重要事故シーケンス選定の全体プ
ロセス

 事故シーケンスグループの分析：{同上}－[事故シーケンスグループの分析について]【表】PRA の対象とした主な設備・系統【表】内部事象運転時レベル 1PRA における起因事象と発生頻度【表】地震レベル 1PRA における起因事象と発生頻度【表】津波高さ別の発生頻度【表】イベントツリーにより抽出した事故シーケンス【表】PRA の結果に基づく新たな事故シーケンスグループの検討【図】内部事象運転時レベル 1PRA イベントツリー【図】地震レベル 1PRA 階層イベントツリー【図】地震レベル 1PRA イベントツリー【図】津波レベル 1PRA 津波高さ別イベントツリー【図】津波レベル 1PRA イベントツリー【図】プラント全体の炉心損傷頻度【図】各 PRA の結果と事故シーケンスグループごとの寄与割合

 有効性評価の対象となる事故シーケンス：{同上}－[有効性評価の対象となる事故シーケンスについて]【表】事故シーケンスグループの主な炉心損傷防止対策と炉心損傷頻度

 重要事故シーケンスの選定：{同上}－[重要事故シーケンスの選定について]【表】重要事故シーケンス等の選定

 格納容器破損防止対策の有効性評価における格納容器破損モード及び評価事故
シーケンスの選定について、以下の項目を含めて記載する。

 格納容器破損防止対策の有効性評価における格納容器破損モード及び評価事故
シーケンスの選定

5-13

備考

[5] 発電用原子炉施設において事故が発生した場合における当該事故に対処するために必要な施設及び体制の整備

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説
設置許可申請書 添付書類十 追補２．Ⅰ：{[事故シーケンスグループ及び重要事故シーケンス等の選定について]－[格納容器破損防止対策の有効性評価における格納容器破損モード
及び評価事故シーケンスの選定について]}【図】格納容器破損モード抽出及び評価事故シーケンス選定の全体プロセス

 格納容器破損モードの分析：{同上}－[格納容器破損モードの分析について]【表】格納容器破損モード別格納容器破損頻度【図】シビアアクシデントで想定される事象進展と格納容器破損モード【図】内部事象運転時レベル 1.5PRA 格納容器イベントツリー【図】内部事象運転時レベル 1.5PRA の定量化結果

 評価事故シーケンスの選定：{同上}－[評価事故シーケンスの選定について]【表】PDS の定義【表】評価対象とする PDS の選定【表】格納容器破損防止対策の評価事故シーケンスの選定

 運転停止中原子炉における燃料損傷防止対策の有効性評価の運転停止中事故シ

 運転停止中原子炉における燃料損傷防止対策の有効性評価の運転停止中事故シーケンスグループ及び重要事故シーケンスの選定について、以下の項目を含めてーケンスグループ及び重要事故シーケンスの選定記載する。

設置許可申請書 添付書類十 追補２．Ⅰ：{[事故シーケンスグループ及び重要事故シーケンス等の選定について]－[運転停止中原子炉における燃料損傷防止対策の有効性評価の運転
停止中事故シーケンスグループ及び重要事故シーケンスの選定について]}【図】運転停止中の原子炉における事故シーケンスグループ抽出及び重要事故シーケンス選定の全体プロセス

 運転停止中事故シーケンスグループの分析：{同上}－[運転停止中事故シーケンスグループの分析について]【表】内部事象停止時レベル 1PRA における起因事象と発生頻度【表】運転停止中事故シーケンスグループ別燃料損傷頻度【図】定期検査時のプラント状態と主要パラメータの推移【図】POS の分類及び定期検査工程【図】運転停止時における燃料損傷に至る事故シーケンスのグループ化（停止時 PRA イベントツリー）【図】起因事象別の寄与割合【図】事故シーケンスグループ別の寄与割合

 重要事故シーケンスの選定：{同上}－[重要事故シーケンスの選定について]【表】重要事故シーケンス（運転停止中）の選定について【表】燃料損傷までの余裕時間について

 事故シーケンスグループ及び重要事故シーケンス等の選定に活用した PRA の実
施プロセスについて記載する。

 事故シーケンスグループ及び重要事故シーケンス等の選定に活用した PRA の実
施プロセス
設置許可申請書 添付書類十 追補２．Ⅰ：[事故シーケンスグループ及び重要事故シーケンス等の選定について]－[事故シーケンスグループ及び重要事故シーケンス等の選定に活用した PRA の実施プロセスについて]

 重大事故等対策の有効性評価に係る事故シーケンスグループ等の選定に用いた個別プラントの PRA について、以下の項目を含めて記載する。
（1）内部事象レベル１PRA（出力運転時及び停止時）

 重大事故等対策の有効性評価に係る事故シーケンスグループ等の選定に用いた個別プラントの PRA（1）内部事象レベル１PRA（出力運転時及び停止時）

 対象プラント設置許可申請書 添付書類十 追補２．Ⅰ

 起因事象：[事故シーケンスグループ及び重要事故シーケンス等の選定について]

 成功基準－[別添 確率論的リスク評価（PRA）について]

 事故シーケンス－[レベル１PRA]－[内部事象 PRA]－[出力運転時 PRA]※ システム信頼性【表】PRA に必要な情報を収集する際に参照した資料リスト

 信頼性パラメータ【表】系統設備概要

 人的過誤【表】過渡変化・事故による起因事象及び従属性を有する起因事象の同定

 炉心損傷頻度【表】起因事象のグループ化の結果と事象の定義及び事象と緩和設備の主
要な状況

5-14

備考

[5] 発電用原子炉施設において事故が発生した場合における当該事故に対処するために必要な施設及び体制の整備

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説【表】起因事象グループと事象の定義及び国内発生実績並びに起因事象グ
ループの発生頻度【表】プラント運転時の成功基準（起因事象ごと）並びに RCW 及び空調機の成功基準【表】低圧系注水時の ADS の必要弁数【表】解析コードによる事故進展解析結果【表】各緩和操作と運転員操作のための許容時間【表】事故シーケンスグループの分類（最終状態の説明と分類）【表】各系統間の従属性【表】代表的なシステム信頼性（フォールトツリー）の評価結果【表】システム信頼性評価を実施せずに設定した非信頼度とその根拠【表】平均修復時間、復旧特性のデータ【表】共通原因故障因子【表】同定した人的過誤及び過誤確率の評価結果【表】全炉心損傷頻度に占める割合の大きな事故シーケンス並びに起因事
象別及び事故シーケンスグループ別の炉心損傷頻度と炉心損傷頻度の大きな事故シーケンス【表】事故シーケンスの分析（ミニマルカットセットの抽出）結果【表】基事象別の FV 重傷度及び RAW の評価結果【表】事故シーケンスグループ別の炉心損傷頻度不確実さ解析【表】発電所において過去に発生した起因事象及び PRA に関わる機器故障【図】内部事象運転時レベル 1PRA の評価フロー【図】PRA において考慮する緩和機能（系統）の系統構成の概要【図】原子炉緊急停止系（RPS）作動回路概要図【図】原子炉緊急停止系（RPS）及び制御棒駆動系概要図【図】ほう酸水注入系（SLC）、原子炉冷却系、非常用炉心冷却系（ECCS）、
高圧炉心注水系（HPCF）、原子炉隔離時冷却系（RCIC）、残留熱除去系低圧注水モード（LPFL）、残留熱除去系（RHR）格納容器ス
プレイ冷却モード、サプレッション・チャンバ・プール水冷却モード、原子炉補機冷却系、タービン補機冷却系及びタービン設備系統
概要図【図】工学的安全施設作動の機能説明図【図】原子炉格納施設構造概要図【図】開閉所、所内及び直流電源単線結線図【図】過渡事象（外部電源喪失除く）、外部電源喪失、手動停止（通常停止）、サポート系喪失（従属性を有する起因事象）、LOCA 及びインターフェイスシステム LOCA（ISLOCA）のイベントツリー【図】システム信頼性評価のイメージ【図】起因事象別及び事故シーケンスグループ別の炉心損傷頻度の割合【図】全炉心損傷頻度に対する重要度解析結果【図】炉心損傷事故シーケンスグループ及び全炉心損傷頻度の不確実さ解
析結果【図】発電所の運転経験の起因事象発生頻度及び機器故障率に対する感度
解析結果【図】起因事象発生頻度及び機器故障率の炉心損傷頻度に対する感度解析
結果【図】設計基準事故対処設備のみに期待した場合の感度解析結果※停止時 PRA についても同様の箇所を記載する（2）外部事象レベル１PRA（地震及び津波）(2) 地震レベル１PRA 及び津波レベル１PRA
設置許可申請書 添付書類十 追補２．Ⅰ

 対象プラントと事故シナリオ：[事故シーケンスグループ及び重要事故シーケンス等の選定について]

 確率論的地震または津波ハザード 建屋・機器のフラジリティ－[別添 確率論的リスク評価（PRA）について]

 建屋・構築物の損傷に係わる基礎地盤のフラジリティ(地震 PRA のみ)－[レベル１PRA]－[外部事象 PRA]－[地震 PRA]※

 事故シーケンス【表】地震 PRA 実施のために収集した情報源【表】地震による事故シナリオのスクリーニング【表】建屋機器リストとフラジリティ評価【表】震源モデルの諸元【表】ロジックツリーの分岐及び重み付けの考え方【表】考慮する不確実さ要因の例

5-15

備考

[5] 発電用原子炉施設において事故が発生した場合における当該事故に対処するために必要な施設及び体制の整備

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説【表】損傷限界点の現実的な値（地震 PSA 学会標準）【表】地盤物性値及び各建屋の物性値【表】現実的な物性値の評価方法【表】建屋の解析モデル諸元、建屋のばね定数及び地盤ばね定数と減衰係数【表】考慮する不確実さ要因の例【表】ばらつきを考慮する地盤物性【表】主要地盤物性値【表】現実的耐力及び現実的応力の不確実さ要因の例【表】建屋の応答係数【表】耐震性評価結果及び安全係数評価結果の一覧【表】起因事象発生頻度【表】評価対象システム一覧【表】起因事象発生後の人的過誤確率評価例【表】起因事象別の炉心損傷頻度【表】起因事象別の炉心損傷頻度への寄与が大きい事故シーケンスの概要【表】炉心損傷シーケンス別炉心損傷頻度及び炉心損傷シーケンスに対する分析結果【表】加速度区分別炉心損傷頻度評価結果【表】FV 重要度評価結果【表】感度解析対象機器【図】地震 PRA 評価フロー【図】プラントウォークダウン調査対象機器選定フロー及びプラントウォ
ークダウン評価結果例【図】起因事象の抽出フロー【図】敷地周辺の主な活断層及び特定震源【図】津波評価において考慮している特定震源【図】設定した領域区分【図】主要な活断層のロジックツリー【図】平均地震、地震ごと、フラクタイル地震及び周期ごとの平均地震ハ
ザード曲線【図】一様ハザードスペクトルと基準地震動と応答スペクトルの比較【図】フラジリティ評価に用いる模擬地震波と目標応答スペクトルに対するフィッティング
【図】建屋の概略平面図及び概略断面図【図】建屋の解析モデル及びフラジリティ曲線【図】地盤ばねの記号【図】原子炉付近の地盤分類図【図】断層沿いのすべり【図】解析用要素分割【図】建屋基礎地場及び機器等のフラジリティ曲線【図】機器応答及び建屋応答に関するスペクトル形状係数の概念図並びに減衰係数の概念図【図】階層及び起因事象のイベントツリー【図】起因事象別及び炉心損傷シーケンス別炉心損傷頻度寄与割合【図】地震加速度に対する炉心損傷頻度及び条件付炉心損傷確率【図】不確実さ評価結果及び感度解析結果※津波 PRA についても同様の箇所を記載する（3）内部事象レベル 1.5PRA（3）内部事象レベル 1.5PRA

 プラントの構成・特性

設置許可申請書 添付書類十 追補２．Ⅰ

 プラント損傷状態の分類及び発生頻度：[事故シーケンスグループ及び重要事故シーケンス等の選定について] 格納容器破損モード－[別添 確率論的リスク評価（PRA）について]

 事故シーケンス－[レベル１.5PRA]－[内部事象 PRA]－[出力運転時 PRA]

 事故進展解析【表】原子炉格納容器の主要仕様

 格納容器破損頻度【表】燃料及びデブリの移動経路

 不確実さ解析及び感度解析【表】炉心損傷に至る事故シーケンスの概要【表】PDS の分類結果及び PDS ごとの炉心損傷頻度【表】原子炉格納容器の健全性に影響を与える負荷と設定した格納容器破
損モード

5-16

備考

[5] 発電用原子炉施設において事故が発生した場合における当該事故に対処するために必要な施設及び体制の整備

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説【表】格納容器破損モードの選定【表】物理化学現象と緩和設備及び緩和操作との関係の整理【表】格納容器イベントツリーのヘディングの定義及びヘディング間の従
属性【表】事故進展解析の対象とした代表事故シーケンス【表】解析コードの基本解析条件【表】事故進展判断基準及び事故進展解析結果【表】格納容器イベントツリーの分岐確率及び時間余裕の設定【表】PDS 別の炉心損傷頻度及び格納容器破損頻度【表】格納容器破損モード別の格納容器破損頻度及び格納容器破損頻度の不確実さ解析
【表】感度解析結果【図】内部事象運転時レベル 1.5PRA の評価フロー【図】原子炉格納容器及び原子炉格納容器下部ドライウェルの構造【図】PDS の分類及び解析対象とする PDS の分類【図】BWR のシビアアクシデントにおいて考えられる事故進展【図】格納容器イベントツリー【図】シーケンスの解析結果【図】PDS 別の炉心損傷頻度及び格納容器破損頻度並びに両者の比較【図】格納容器破損モード別の格納容器破損頻度及び格納容器破損頻度不確実さ解析【図】感度解析 事故シーケンスグループ及び重要事故シーケンス等の選定に係る補足事項を必 事故シーケンスグループ及び重要事故シーケンス等の選定に係る補足事項

要に応じて記載する。

設置許可申請書 添付書類十 追補２．Ⅰ：{[事故シーケンスグループ及び重要事故シーケンス等の選定について]}－[別紙 1 有効性評価の事故シーケンスグループ選定における外部事
象の考慮について]：{同上}－[別紙 2 外部事象の（地震）に特有の事故シーケンスについて]：{同上}－[別紙 3 重大事故防止に関係する設備についての諸外国の調査結果]：{同上}－[別紙 4 内部事象 PRA における主要なカットセットと FV 重要度に照らした重大事故等防止対策の対応状況]：{同上}－[別紙 5 地震 PRA、津波 PRA から抽出される事故シーケンスと対策の有効性]：{同上}－[別紙 6 「水素燃焼」及び「格納容器直接接触（シェルアタック）」を格納容器破損モードの評価対象から除外する理由]：{同上}－[別紙 7 格納容器隔離の分岐確率の根拠と格納容器隔離失敗事象への対応]：{同上}－[別紙 8 原子炉圧力容器内の溶融燃料一次冷却材相互作用に関する知見の整理]5.9.2 原子炉格納容器の温度及び圧力に関する評価

5.9.2 原子炉格納容器の温度及び圧力に関する評価

 原子炉格納容器の温度及び圧力に関する評価について以下を含めた概要を記載

 原子炉格納容器の温度及び圧力に関する評価
設置許可申請書 添付書類十 追補２．Ⅱする。

：[原子炉格納容器の温度及び圧力に関する評価]－[評価の概要]

 限界温度・圧力の評価－[限界温度・圧力の評価]
 健全性確認：{[原子炉格納容器の温度及び圧力に関する評価]－[評価の概要]

・評価対象－[健全性確認]}－[評価対象]【図】原子炉格納容器バウンダリ構成部の概要図
・機能喪失要因：{同上}－[機能喪失要因]

5-17

備考

[5] 発電用原子炉施設において事故が発生した場合における当該事故に対処するために必要な施設及び体制の整備

JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説

・評価方法：{同上}－[評価方法]【表】評価対象機器の分類及び評価内容【図】評価方法による評価対象機器の分類

・評価結果：{同上}－[評価結果の概要]【図】シール材の機能確保に関する評価線図

5.9.3 重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コードについて

5.9.3 重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コード

 有効性評価で用いる解析コードについて、以下の項目を含めて記載する。

 有効性評価で用いる解析コード
設置許可申請書 添付書類十 追補２．Ⅲ

 有効性評価における物理現象の抽出：[重大事故等対策の有効性評価に係るシビアアクシデント解析コードについ 抽出された現象の確認て]

 適用候補とするコード
 有効性評価に適用するコードの選定【表】抽出された物理現象一覧

 選定されたコードの有効性評価への適用性【表】各コードの使用実績【表】抽出された物理現象とコードの解析モデルの対応【図】有効性評価に適用する解析コードの設身の流れと資料構成【図】BWR プラントシステムの階層構造分析と抽出された物理現象の対
応【図】各コードにおける現象分類と有効性評価において抽出された物理現象との関係の整理

5-18

備考

[6] 発電用原子炉施設における核燃料物質の使用及び処分[6] 発電用原子炉施設における核燃料物質の使用及び処分
JSAR ガイドライン

JSAR ガイドライン解説

6.1 原子炉に燃料として使用する核燃料物質の種類及びその年間使用量

6.1 原子炉に燃料として使用する核燃料物質の種類及びその年間使用量

 燃料として使用する核燃料物質の種類及びその年間使用量について、以下の項目

 燃料として使用する核燃料物質の種類及びその年間使用量を含めて記載する。
 核燃料物質の種類ごとの年間平均使用量及び取替燃料集合体の平均燃焼度

設置許可申請書 本文：[七

原子炉に燃料として使用する核燃料物質の種類及びその年間予定使
用量]

6.2 使用済燃料の処分の方法

6.2 使用済燃料の処分の方法

 使用済燃料の処分の方法について、以下の項目を含めて記載する。

 使用済燃料の処分の方法

 使用済燃料の売渡し、貸付け、返還等の相手方及びその方法又はその廃棄の設置許可申請書 本文

方法

：[八

6-1

使用済燃料の処分の方法]

備考

補足資料１

追加記載事項に係る参考資料①

炉内構造物の流体振動について②

出力分布測定の方法及び不確定性について③

原子炉圧力バウンダリ材料と保温材との適合性について④

残留熱除去系の隔離及びポンプ保護のための設計について⑤

原子炉補機冷却系における安全系と非安全系の隔離について⑥

原子炉補機冷却系（海水系）における安全系と非安全系の隔離、及び流路閉塞防止として海生生物の発生への対策等に対する設計上の考慮について⑦

デジタル制御設備に対する設計上の考慮について⑧

格納容器外の高エネルギー配管破断について⑨

格納容器隔離弁の閉止時間について⑩

格納容器貫通部での水撃等の影響の考慮について⑪

安全評価における｢過渡及び事故事象の分類｣及び｢発生頻度｣の妥当性について

補1-1

はじめに
ここでは、JSAR ガイドラインで記載を求めている事項のうち、従来の設置許可申請書や設工認
図書にまとまった記載のない事項について、新たに具体的な記載を作成する際の参考とするため、既存の公開図書や海外の関連情報等に基づいて記載内容の骨子を示した。

補1-2

① 炉内構造物の流体振動について【解説記載】
炉内構造物の流体振動について記載する。
【参 考】
燃料体、炉心支持構造物及び原子炉圧力容器は、原子炉冷却材の循環、沸騰その他の原子炉冷却材の挙動により生じる流体振動又は温度差のある流体の混合その他の原子炉冷却材の挙動により生じる温度変動により損傷を受けない設計としている。
炉内構造物の流体振動については、通常運転及び異常時の渦による励振や流れの不規則変動による強制振動・応力等の設計段階における評価、又は十分な運転経験（起動試験や類似の設計を有する先行プラントにおける測定や検査等の運転実績を含む）を通じて、流体振動に対する健全性を確認する。
当該プラントの炉内構造物の多くは、従来プラントと同一の設計及び流動条件であるため、従来プラントの運転実績でその健全性が示されている。さらに、過去に発生した流体振動問題や新設計要素の有無等の観点から選定した炉内構造物（蒸気乾燥器，制御棒案内管等）については、
同型初号機の起動試験時にひずみ計や加速度計を用いた測定及び評価を行い、問題となるような振動が生じないことを確認している。また、運転開始後において、流体振動に起因する炉内構造物の損傷等は発生していない。

補1-3

②

出力分布測定の方法及び不確定性について【解説記載】
核計装による出力分布の測定、及び測定データと計算モデルに基づいて求められた出力分布の不確定性（精度）について記載する。
【参 考】
炉内中性子束の相対値は、炉心内の局部出力領域モニタ（LPRM）と移動式炉心内計装（TIP）
により測定できる。出力領域モニタの検出器集合体は炉心内［52］箇所に配置され、各集合体には 4 個の LPRM 検出器（電離箱）が炉心軸方向に等間隔で固定して設置され、離散的ではあるが中性子束を常に測定する。また、検出器集合体内には校正用導管が設置され、TIP の検出器
（超小型電離箱）は格納容器外の駆動装置によりケーブルを駆動することで導管内を炉心軸方向に走査し、定期的に中性子束の連続分布を測定する。
熱出力分布の算出は基本的には三次元核熱水力計算によるが、LPRM と TIP から得た中性子束分布の実測値を用いて、三次元核熱水力計算で得られる熱出力分布を補正することにより、高精度としている。
全炉心熱出力、全炉心流量、制御棒挿入パターン等のプラントデータ、燃料棒の燃焼度等の累積データ、及び燃料の核特性、熱水力特性データ等に基づき、三次元核熱水力計算によって炉内の熱出力分布及び LPRM 位置での中性子束を得ることができる。
この三次元核熱水力計算によって得られた中性子束分布と、実測した中性子束分布を比較し、計算による中性子束分布が実測した中性子束分布に一致するよう、三次元核熱水力計算で得られた熱出力分布を補正することにより、最終的な熱出力分布を得る。
出力分布の不確定性（精度）については、TIP 及びガンマスキャン測定値との比較評価により検証を実施しており、以下の参考文献に記載がある。
「プロセス計算機の概要」TLR-041「プロセスコンピュータの炉心計算について」HLR-029「三次元核熱水力計算コードの概要」TLR-007「3 次元核熱水力計算手法について」HLR-006

補1-4

③

原子炉圧力バウンダリ材料と保温材との適合性について【解説記載】
原子炉圧力バウンダリに用いられる保温材について、原子炉冷却材や原子炉圧力バウンダリに使用される材料との適合性について記載する。
【参 考】
RG1.206 では、SCC の要因となる保温材から溶出する塩化物、フッ化物、ナトリウム及びケ
イ酸塩の濃度が、RG1.36 に示される濃度と同等であることを実証するために必要な情報の提示が要求されている。
また、RG 1.36 (Nonmetallic Thermal Insulation for Austenitic Stainless Steel：オーステ
ナイトステンレス鋼に対する非金属断熱材）では、SCC 対策として、オーステナイトステンレス鋼に対する非金属断熱材への要求事項を規定している。
国内では RG1.36 に対応する規格基準はないが、RG1.36 に準拠すること(例えば、(Cl+F)及び(Na+SiO3)含有率を、R.G1.36 の規定値(下図)以下とするなど)により、オーステナイト系ス
テンレス鋼における SCC 発生防止を図っている。

(Cl+F)及び(Na+SiO3)の含有率許容範囲(出典：R.G 1.36 rev.0)

補1-5

④

残留熱除去系の隔離及びポンプ保護のための設計について【解説記載】
残留熱除去系における隔離機能および事故時、通常運転時それぞれにおけるポンプ保護について考え方を記載する。
【参 考】
残留熱除去(RHR)系は、低圧注水(LPFL)系注入配管および停止時冷却吸込みラインを介して原
子炉圧力容器と取り合っている。
通常運転時においては、LPFL 注入配管に設けられた注入弁及び停止時冷却吸込みラインに設けられた隔離弁は通常閉止されており、RHR 系は原子炉から隔離されている。
LOCA 時に低圧注水モードで起動した場合には、LPFL の注入弁が自動で開くが、LPFL 注入配管に設けられた逆止弁により、原子炉から RHR への冷却水の逆流は防止される。また、LPFL モ
ードで開要求のある弁以外の格納容器隔離弁は、原子炉水位低(L3)またはドライウェル圧力高信号により閉止される。
停止時冷却モードでの運転に関しては、停止時冷却吸込みラインの隔離弁は、原子炉圧力高信号で隔離されるインターロックが設けられており、原子炉圧力が停止時冷却モードの許可圧力より高い時には弁が開放しないインターロックが設けられている。
以上により、RHR ポンプは高圧の原子炉からは隔離され、ポンプ保護が達成される。
さらに、停止時冷却モードでの運転時において RHR 系の機器から冷却材の漏えい等によって
RHR 機器室の温度が上昇する場合には、漏えい検出系により RHR 機器室温度高を検知し停止時
冷却吸込みラインの隔離弁を閉鎖することで漏えい個所を隔離し、原子炉冷却材の漏えいが防止
される。

補1-6

⑤

原子炉補機冷却系における安全系と非安全系の隔離について【解説記載】
原子炉補機冷却系における安全系と非安全系の隔離、及び漏えい回避のための機能について記
載する。
【参 考】
補機冷却水(RCW)系は、通常運転中は、安全系への給水ラインの弁が閉止されており、常用系と隔離されている(下図参照)。また、LOCA 信号により、安全系への冷却水の供給を開始する場
合には、常用系への給水ラインの弁が自動で閉止されるため、同様に安全系と常用系が隔離された運用となる。この結果、常用系において配管破損等が生じたとしても安全系の機能に影響を及ぼすことはない。
また、RCW 系は、冷却対象機器から補機冷却系への放射性物質を含む流体の漏えいを検知するために、各系列の RCW 熱交換器出口配管に放射線モニタを設けるとともに、特に放射性物質を含む流体を扱う補機(RHR 熱交や CUW 熱交)の出口に試料採取点を設けている。放射性物質の漏えいが確認された場合には、冷却水のサンプリング等により漏えい個所を特定し、漏えい個所を手動で隔離する。

RHR 熱交、
非常用 DG
関連冷却器への出口
弁は通常閉

原子炉補機冷却水系 系統図(抜粋)

補1-7

⑥ 原子炉補機冷却系（海水系）における安全系と非安全系の隔離、及び流路閉塞防止として海生生物の発生への対策等に対する設計上の考慮について【解説記載】
原子炉補機冷却系のうち、海水系における安全系と非安全系の隔離機能について記載する。
また、海水系における流路閉塞の防止として海生生物の発生への対策等について記載する。
【参 考】
原子炉補機冷却系のうち、補機海水(RSW)系については、定検時等に使用されるドレンライン
及びベントラインについて、ドレン弁、ベント弁より下流の配管は主配管(安全系)に比べクラスの低い配管(非安全系)となる。しかしながら、これらのドレン弁、ベント弁は通常時は閉止されることから、ドレンライン、ベントラインの下流側(非安全系)は主配管(安全系)から隔離されており、当該部分における故障が生じても海水系の機能に影響を及ぼすことはない。
原子炉補機海水系における海生生物発生防止はサイトそれぞれで異なる。サイト条件より、薬物注入又は逆洗のための設備を整備し、海生生物の付着による系統の性能低下を防止する。
例えば、薬物注入設備の設置が可能なサイトでは、海生生物等の発生を防止する薬物を間欠的に注入する設備を RSW ポンプの上流に設ける対策を取っており、当該サイトでは、逆洗のための設備は不要と位置付けている。 また、流路閉塞による性能劣化をストレーナ差圧等により検出し、ポンプ性能、熱交換器性能を維持するようにしている。

補1-8

⑦

デジタル制御設備に対する設計上の考慮について【解説記載】
デジタル制御設備の多重性、独立性、常用系との分離、自己診断機能、ライフサイクルプロセスを通じた管理、及びデジタル制御設備の共通要因故障への対応について記載する。
【参 考】
デジタル制御設備に対する設計上の考慮のうち、多重性（単一故障・単一の取り外し）、独立性（チャンネル間の分離）に関する基本的な考え方は、アナログ制御設備の場合と同一である。
また、常用系とは物理的分離のほか、通信専用メモリや一方向の伝送等により電気的に分離する
ことで悪影響を受けないようにしている。さらに、デジタル制御設備の特徴として、周期的に実施される自己診断による異常検知・告知機能を有している。ソフトウェアに関しては、設計から廃止に至るまでのライフサイクルの各プロセスにおいて実施すべき事項を定め、管理を行うこと
で信頼性を確保する。
デジタル制御設備における共通要因故障に対しては、JEAC 4620「安全保護系へのディジタル計算機の適用に関する規定」の以下のような要求事項を遵守することにより、共通要因故障が発生する可能性を十分低いものとしている。
・過渡時、事故時及び地震時の機能・精度・応答時間
・多重性、独立性、計測制御系との分離・故障時の機能、試験可能性、自己診断機能・環境条件、非常用電源の使用・設定値の変更、入力変数の選定、保護動作の完全性、手動操作
・動作及びバイパスの表示
・外部ネットワークとの遮断、ソフトウェアの管理外の変更に対する防護措置
・品質管理
さらに、ソフトウェアに係る共通要因故障に対する深層防護の観点からより一層の信頼性向上を図るため、基本的な安全機能である原子炉停止（原子炉圧力高又は原子炉水位低信号による自動制御棒挿入）、炉心冷却（高圧炉心注水系の手動起動回路）、放射能放出抑制を達成する設備（MSIV 等の手動隔離回路）にハードワイヤードによるバックアップ設備を設けている。

補1-9

⑧

格納容器外の高エネルギー配管破断について【解説記載】
格納容器外での高エネルギー配管破断時における、格納施設の健全性確認について記載する。
【参 考】
高温高圧の原子炉冷却材が原子炉建屋原子炉区域へ流出してその一部が蒸気となり、原子炉建屋原
子炉区域内の圧力が上昇した場合、外気との差圧によりブローアウトパネルが自動的に開放して蒸気を放出し、原子炉建屋原子炉区域内の圧力及び温度を低下させる。ブローアウトパネルの開放圧力及び開口面積は、原子炉建屋内の圧力上昇から原子炉格納施設（原子炉格納容器等）を防護できるように設定し、解析評価により確認している。
解析では、原子炉建屋内の各区画形状・容積や、配管破断時における冷却材の流出流量、ブローア
ウトパネルの特性（開放圧力，開口面積）等を入力条件として与え、多区画体系である原子炉建屋内の圧力・温度の時間変化を求める。解析条件の設定にあたっては、以下を考慮する。
・破断発生箇所と関連区画の関係（ルート）・破断の態様（両端、クラック等）
・系統の隔離条件（作動信号の種類・条件・遅れ時間等）
・流出流量（臨界流モデル）
・その他（構造物への熱伝達、空調条件等）
解析の結果（原子炉建屋内の圧力・温度等）は、関連設備（原子炉格納容器等）の設計条件内にあることを確認している。

補1-10

⑨

格納容器隔離弁の閉止時間について【解説記載】
格納容器隔離弁の閉止時間の考え方について記載する。
【参 考】
格納容器隔離弁の設計においては、事故時における放射性物質の放出を十分低い量に制限するように配慮するとともに、合理的に達成可能な範囲で、主に配管口径等を参考として隔離弁の閉止速度を設定している。なお、隔離弁閉止までに放出された放射性物質による一般公衆への線量影響は、各種事故の判断基準を下回るように設計している。
閉止時間の例を下表に示す。
系

統

口

径

閉止時間（秒）

MSIV

700A

3～4.5

AC 系

550A

＜ 20

CUW 系（吸込）

200A

＜ 30

RCIC 系（蒸気）

150A

＜ 30
（米国 ABWR の例）

補1-11

⑩

格納容器貫通部での水撃等の影響の考慮について【解説記載】
水撃、隔離弁間の封水温度変化に伴う加圧に対する設計・運用上の配慮について記載する。
【参 考】
水撃の発生防止に関する配慮として、系統内に気相が滞留しないような設計、及び弁操作等に留意した運用とする。具体的には、封水やベントの実施、真空破壊弁や適切なドレン設備設計等を行う。
また、弁の操作に対しては開閉順序等に配慮するとともに、手順書、訓練等でこれを遵守する。
また、隔離弁間の封水温度変化に伴う加圧の可能性に関しては、系統の構成、運転状態をふまえて考慮すべき加圧が生じ得るか以下のような観点からスクリーニングをした上で、加圧が想定される系
統があればその健全性を確認する。
・安全機能（注水等の隔離以外）の有無
・系統構成（弁型式により加圧が緩和されるものや、圧力逃し弁等の有無）
・事故時（弁の作動が必要となる期間）の温度変化による圧力上昇の程度

補1-12

⑪

安全評価における｢過渡及び事故事象の分類｣及び｢発生頻度｣の妥当性について【解説記載】
安全評価における事象選定の考え方について記載する。
【参 考】
原子力発電所の安全設計（安全保護系、原子炉停止系等の主として「異常影響緩和系（ＭＳ）」に属する構築物、系統及び機器の設計）の妥当性を確認する目的で行う安全評価においては、プラントに異常状態をもたらす外乱や故障、誤操作などの事象（起因事象）を大きく「運転時の異常な過度変化」と「事故」の２区分に分けている。
このうち、「運転時の異常な過度変化」は原子炉施設の寿命期間中に１回以上発生する可能性があり、原子炉施設が制御されずに放置されると燃料あるいは原子炉冷却材圧バウンダリに過度の損傷をもたらす可能性のある事象とされ、その頻度から単一の機器の故障、誤動作又は単一の誤操作などが対象として考えられる。
また、「事故」は「運転時の異常な過渡変化」を超える異常な状態であって、発生する頻度はまれであるが、発生した場合は原子炉施設からの放射性物質の放出の可能性があり、原子炉施設の安全性を評価する観点から想定する必要のある事象である。
これらの起因事象及びその時のプラント状態は無数に考えられるが、安全評価においては原子炉施設に及ぼす影響の性質（冷却材保有量の減少、反応度の増加等）により起因事象を区別し、その中のもっとも代表的な一つの事象を選定してプラントの応答を解析評価することで、同じ性質の事象に対する評価を包絡している。これらの起因事象は、「運転時の異常な過度変化」においては次の３つのカテゴリーに分類されている。
・炉心内の反応度又は出力分布の異常な変化
・炉心内の熱発生又は熱除去の異常な変化
・原子炉冷却材圧力又は原子炉冷却材保有量の異常な変化
また、「事故」においては次の 4 つのカテゴリーに分類されている。
・原子炉冷却材の喪失または炉心冷却状態の著しい変化
・反応度の異常な投入または原子炉出力の急激な変化
・環境への放射性物質の異常な放出・原子炉格納容器内圧力、雰囲気等の異常な変化

補1-13このほか、原子炉施設の具体的な設計によっては追加又は変更することが適切な事象もあると考えられるため、上記に加えて「その他原子炉施設の設計により必要と認められる事象」のカテゴリーが設けられている。
各カテゴリーの事故解析における事象選定フローの一例を下図に示す。

補1-14