東海第二発電所 工事計画審査資料

本資料のうち，枠囲みの内容は，営業秘密又は防護上の観点から

資料番号

工認-407 改 4

公開できません

提出年月日

平成 30 年 8 月 28 日

日本原子力発電株式会社
東海第二発電所

工事計画審査資料

原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替循環冷却系）（添付書類）

Ⅴ-1 説明書
Ⅴ-1-1 各発電用原子炉施設に共通の説明書
Ⅴ-1-1-4 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書
Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉格納施設）
Ⅴ-1-1-4-7-17 設定根拠に関する説明書（代替循環冷却系 主配管（常設））
Ⅴ-6 図面
8

原子炉格納施設
8.3 圧力低減設備その他の安全設備
8.3.4 原子炉格納容器安全設備
・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機器の配置を明示した図面（2／5）
【第 8-3-4-2 図】
・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機器の配置を明示した図面（4／5）
【第 8-3-4-4 図】
8.3.4.6 代替循環冷却系
・原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替循環冷却系）に係る主配管の配置を明示した図面（1／7）
【第 8-3-4-6-1 図】
・原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替循環冷却系）に係る主配管の配置を明示した図面（2／7）
【第 8-3-4-6-2 図】
・原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替循環冷却系）に係る主配管の配置を明示した図面（3／7）
【第 8-3-4-6-3 図】
・原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替循環冷却系）に係る主配管の配置を明示した図面（4／7）
【第 8-3-4-6-4 図】
・原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替循環冷却系）に係る主配管の配置を明示した図面（5／7）
【第 8-3-4-6-5 図】
・原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替循環冷却系）に係る主配管の配置を明示した図面（6／7）
【第 8-3-4-6-6 図】
・原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替循環冷却系）に係る主配管の配置を明示した図面（7／7）
【第 8-3-4-6-7 図】

1

・原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替循環冷却系）の系統図（1／6）（設計基準対象施設）【第 8-3-4-6-8 図】
・原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替循環冷却系）の系統図（2／6）（重大事故等対処設備）【第 8-3-4-6-9 図】
・原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替循環冷却系）の系統図（3／6）（設計基準対象施設）【第 8-3-4-6-10 図】
・原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替循環冷却系）の系統図（4／6）（重大事故等対処設備）【第 8-3-4-6-11 図】
・原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替循環冷却系）の系統図（5／6）（設計基準対象施設）【第 8-3-4-6-12 図】
・原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替循環冷却系）の系統図（6／6）（重大事故等対処設備）【第 8-3-4-6-13 図】

2

Ⅴ-1-1-4-7-17 設定根拠に関する説明書

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-7-17 R0（代替循環冷却系 主配管（常設））3代替循環冷却系代替格納容器スプレイ配管 A 系分岐点
名〜称A 系統代替循環冷却系ポンプ吐出管合流点
最 高 使 用 圧 力MPa3.45

最 高 使 用 温 度℃

80，174外mm

165.2，216.3

径【設定根拠】（概要）
本配管は，代替循環冷却系代替格納容器スプレイ配管 A 系分岐点から A 系統代替循環冷却系ポンプ吐出管合流点を接続する配管であり，重大事故等対処設備として，残留熱除去系熱交換器で冷却したサプレッション・チェンバのプール水を原子炉格納容器内へスプレイするために設置する。

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-7-17 R0

1.

最高使用圧力の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，重大事故等時における代替循環冷却系ポンプ A 吐出側の使用圧力と同じ 3.45 MPa とする。

2.

最高使用温度の設定根拠
2.1 最高使用温度 80 ℃
本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時における代替循環冷却系ポンプ A の使用温度と同じ 80 ℃とする。
2.2 最高使用温度 174 ℃
本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時における残留熱除去系主配管「A 系統代替循環冷却系ポンプ吐出管合流点〜A 系統ドライウェルスプレイ配管合流点」の使用温度と同じ 174 ℃とする。

143.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，代替循環冷却系ポンプ A から供給される水は低圧水であるため，エロージョン，圧力損失・施工性等を考慮し，先行プラントの配管実績に基づいた標準流速を目安に選定し，165.2 mm，216.3 mm とする。
流路面積

流量

流速＊2

ＢＣＤＥ

（mm）

（mm）

（A）

2（m ）

3（m/s）

165.2

7.1

1500.01791

216.3

8.2

2000.03138

外径

厚さ

Ａ

呼び径

注記 ＊1：短期（非常時）使用時の目安（m /h）

標準流速（m/s）

m/s を下回るため問題ない。

＊2：流速及びその他のパラメータとの関係は以下のとおりとする。
Ｃ=π・NT2 補① Ⅴ-1-1-4-7-17 R0

Ｅ=

１２・Ａ−２・Ｂ

2１０００

Ｄ
３６００・Ｃ

25代替循環冷却系テスト配管 A 系分岐点
名〜称

A 系統代替循環冷却系テスト配管合流点
最 高 使 用 圧 力

MPa3.45，0.86

最 高 使 用 温 度℃

80，174

外mm

216.3

径

【設定根拠】（概要）
本配管は，代替循環冷却系テスト配管 A 系分岐点から A 系統代替循環冷却系テスト配管合流点を接続する配管であり，重大事故等対処設備として，残留熱除去系熱交換器で冷却したサプレッション・チェンバのプール水をサプレッション・チェンバに注水するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
1.1 最高使用圧力 3.45 MPa

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-7-17 R0

本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，重大事故等時における代替循環冷却系ポンプ A 吐出側の使用圧力と同じ 3.45 MPa とする。
1.2 最高使用圧力 0.86 MPa
本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，重大事故等時における残留熱除去系主配管「A 系統代替循環冷却系テスト配管合流点〜サプレッション・チェンバ」の使用圧力と同じ 0.86 MPa とする。
2.

最高使用温度の設定根拠
2.1 最高使用温度 80 ℃
本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時における代替循環冷却系ポンプ A の使用温度と同じ 80 ℃とする。

2.2 最高使用温度 174 ℃
本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時における残留熱除去系主配管「A 系統代替循環冷却系テスト配管合流点〜サプレッション・チェンバ」の使用温度148 ℃を上回る 174 ℃とする。

36

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，代替循環冷却系ポンプ A から供給される水は低圧水であるため，エロージョン，圧力損失・施工性等を考慮し，先行プラントの配管実績に基づいた標準流速を目安に選定し，216.3 mm とする。
流路面積流量流速＊ＢＣ

ＤＥ（mm）（mm）

（A）

2（m ）

3（m/s）

216.3

8.2

2000.03138

外径

厚さＡ

呼び径（m /h）

標準流速（m/s）

注記 ＊：流速及びその他のパラメータとの関係は以下のとおりとする。
Ｃ=π・２・

Ａ−２・Ｂ

2

１０００

Ｄ
３６００・ＣNT2 補① Ⅴ-1-1-4-7-17 R0Ｅ=

１47代替循環冷却系代替格納容器スプレイ配管 B 系分岐点
名称〜
B系統代替循環冷却系ポンプ吐出管合流点

最 高 使 用 圧 力

MPa3.45

最 高 使 用 温 度℃

80，174外mm

165.2，216.3

径【設定根拠】（概要）
本配管は，代替循環冷却系代替格納容器スプレイ配管 B 系分岐点から B 系統代替循環冷却系ポンプ吐出管合流点を接続する配管であり，重大事故等対処設備として，残留熱除去系熱交換器で冷却したサプレッション・チェンバのプール水を原子炉格納容器内へスプレイするために設置する。

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-7-17 R0

1.

最高使用圧力の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，重大事故等時における代替循環冷却系ポンプ B 吐出側の使用圧力と同じ 3.45 MPa とする。

2.

最高使用温度の設定根拠
2.1 最高使用温度 80 ℃
本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時における代替循環冷却系ポンプ B の使用温度と同じ 80 ℃とする。
2.2 最高使用温度 174 ℃
本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時における残留熱除去系主配管「B 系統代替循環冷却系ポンプ吐出管合流点〜B 系統テスト配管分岐点」の使用温度と同じ 174 ℃とする。

58

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，代替循環冷却系ポンプ B から供給される水は低圧水であるため，エロージョン，圧力損失・施工性等を考慮し，先行プラントの配管実績に基づいた標準流速を目安に選定し，165.2 mm，216.3 mm とする。
流路面積

流量

流速＊2ＢＣＤＥ（mm）（mm）

（A）

2（m ）

3（m/s）

165.2

7.1

1500.01791

216.3

8.2

2000.03138

外径

厚さ

Ａ

呼び径

注記 ＊1：短期（非常時）使用時の目安（m /h）

標準流速（m/s）

m/s を下回るため問題ない。

＊2：流速及びその他のパラメータとの関係は以下のとおりとする。
Ｃ=π・

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-7-17 R0

Ｅ=

１２・

Ａ−２・Ｂ

2

１０００

Ｄ
３６００・Ｃ

69代替循環冷却系テスト配管 B 系分岐点
名称〜
B系統代替循環冷却系テスト配管合流点

最 高 使 用 圧 力

MPa3.45，0.86

最 高 使 用 温 度℃

80，174

外mm

216.3

径

【設定根拠】（概要）
本配管は，代替循環冷却系テスト配管 B 系分岐点から B 系統代替循環冷却系テスト配管合流点を接続する配管であり，重大事故等対処設備として，残留熱除去系熱交換器で冷却したサプレッション・チェンバのプール水をサプレッション・チェンバに注水するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
1.1 最高使用圧力 3.45 MPa

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-7-17 R0

本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，重大事故等時における代替循環冷却系ポンプ B 吐出側の使用圧力と同じ 3.45 MPa とする。
1.2 最高使用圧力 0.86 MPa
本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，重大事故等時における残留熱除去系主配管「B 系統代替循環冷却系テスト配管合流点〜サプレッション・チェンバ」の使用圧力と同じ 0.86 MPa とする。
2.

最高使用温度の設定根拠
2.1 最高使用温度 80 ℃
本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時における代替循環冷却系ポンプ B の使用温度と同じ 80 ℃とする。

2.2 最高使用温度 174 ℃
本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時における残留熱除去系主配管「B 系統代替循環冷却系テスト配管合流点〜サプレッション・チェンバ」の使用温度148 ℃を上回る 174 ℃とする。

710

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，代替循環冷却系ポンプ B から供給される水は低圧水であるため，エロージョン，圧力損失・施工性等を考慮し，先行プラントの配管実績に基づいた標準流速を目安に選定し，216.3 mm とする。
流路面積流量流速＊ＢＣ

ＤＥ（mm）

（mm）

（A）

2（m ）

3（m/s）

216.3

8.2

2000.03138

外径厚さＡ

呼び径（m /h）

標準流速（m/s）

注記 ＊：流速及びその他のパラメータとの関係は以下のとおりとする。
Ｃ=π・２・

Ａ−２・Ｂ

2

１０００

Ｄ
３６００・ＣNT2 補① Ⅴ-1-1-4-7-17 R0E

Ｅ=

１811

工事計画認可申請

第 8-3-4-2 図

東海第二発電所
名
称

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機器の配置を明示した図面（2／5）
日本原子力発電株式会社

128827

工事計画認可申請

第 8-3-4-4 図

東海第二発電所
名
称

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機器の配置を明示した図面（4／5）
日本原子力発電株式会社

138826

工事計画認可申請

第 8-3-4-6-1 図

東海第二発電所
名
称

原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替循環冷却系）に係る主配管の配置を明示した図面
（1／7）

14

日本原子力発電株式会社
8806

工事計画認可申請

第 8-3-4-6-2 図

東海第二発電所
名称

原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替循環冷却系）に係る主配管の配置を明示した図面
（2／7）

15

日本原子力発電株式会社
8806

第 8-3-4-6-1 図，第 8-3-4-6-2 図 原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替循環冷却系）に係る主配管の配置を明示した図面 別紙
工事計画記載の公称値の許容範囲
管 NO.1＊
主要寸法

許容範囲

（mm）

根

拠

外径

165.2±1.6 mm

ＪＩＳ Ｇ ３４５６による材料公差

厚さ7.1±12.5 ％同上

管 NO.1＊−管継手
主要寸法

許容範囲

NT2 補② 公差表 R2（mm）
外径165.2

厚さ7.1＋2.4 mm

根拠ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差−1.6 mm＋規定しない

同上−12.5 ％

管 NO.2＊
主要寸法

許容範囲

（mm）

根

拠

外径165.2±1.6 mm

ＪＩＳ Ｇ ３４５６による材料公差

厚さ7.1±12.5 ％同上

管 NO.2＊−管継手
主要寸法

許容範囲

（mm）
外径165.2

厚さ7.1＋2.4 mm

根拠ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差−1.6 mm＋規定しない

同上−12.5 ％

116

工事計画記載の公称値の許容範囲（続き）
管 NO.3＊−管継手
主要寸法

許容範囲

（mm）
外径216.3

厚さ8.2＋2.4 mm

根拠ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差−1.6 mm＋規定しない

同上−12.5 ％

管 NO.4＊主要寸法

許容範囲

NT2 補② 公差表 R1（mm）

根

拠

外径216.3±0.8 ％ＪＩＳ Ｇ ３４５６による材料公差

厚さ8.2±12.5 ％同上

管 NO.4＊−管継手
主要寸法

許容範囲

（mm）
外径

216.3

厚さ8.2＋2.4 mm

根拠ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差−1.6 mm＋規定しない

同上−12.5 ％

管 NO.5＊
主要寸法

許容範囲

（mm）

根

拠

外径216.3±0.8 ％ＪＩＳ Ｇ ３４５６による材料公差

厚さ8.2±12.5 ％

同上

217

工事計画記載の公称値の許容範囲（続き）
管 NO.5＊−管継手
主要寸法

許容範囲

（mm）
外径

216.3

厚さ8.2＋2.4 mm

根拠ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差−1.6 mm＋規定しない

同上−12.5 ％

管 NO.6＊主要寸法

許容範囲

NT2 補② 公差表 R1E（mm）

根

拠

外径

216.3±0.8 ％ＪＩＳ Ｇ ３４５６による材料公差

厚さ8.2±12.5 ％

同上

管 NO.6＊−管継手
主要寸法

許容範囲（mm）
外径216.3

厚さ8.2

注＋2.4 mm根拠ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差−1.6 mm＋規定しない

同上−12.5 ％

：主要寸法は，工事計画記載の公称値を示す。

注記 ＊：管の強度計算書の管 NO.を示す。

318

工事計画認可申請

第 8-3-4-6-3 図

東海第二発電所
名
称

原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替循環冷却系）に係る主配管の配置を明示した図面
（3／7）

19

日本原子力発電株式会社
8806

工事計画認可申請

第 8-3-4-6-4 図

東海第二発電所
名
称

原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替循環冷却系）に係る主配管の配置を明示した図面
（4／7）

20

日本原子力発電株式会社
8806

工事計画認可申請

第 8-3-4-6-5 図

東海第二発電所
名
称

原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替循環冷却系）に係る主配管の配置を明示した図面
（5／7）

21

日本原子力発電株式会社
8806

工事計画認可申請

第 8-3-4-6-6 図

東海第二発電所
名
称

原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替循環冷却系）に係る主配管の配置を明示した図面
（6／7）

22

日本原子力発電株式会社
8806

工事計画認可申請

第 8-3-4-6-7 図

東海第二発電所
名
称

原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替循環冷却系）に係る主配管の配置を明示した図面
（7／7）

23

日本原子力発電株式会社
8806

第 8-3-4-6-3 図〜第 8-3-4-6-7 図 原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替循環冷却系）に係る主配管の配置を明示した図面 別紙
工事計画記載の公称値の許容範囲
管 NO.1＊−管継手
主要寸法

許容範囲

（mm）
外径216.3

厚さ8.2＋2.4 mm−1.6 mm＋規定しない−12.5 ％

根拠

ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差
同上

管 NO.2＊

NT2 補② 公差表 R2

主要寸法

許容範囲

（mm）

根

拠

外径

165.2±1.6 mm

ＪＩＳ Ｇ ３４５６による材料公差

厚さ7.1±12.5 ％同上

管 NO.2＊−管継手
主要寸法

許容範囲

（mm）
外径

165.2

厚さ7.1＋2.4 mm−1.6 mm＋規定しない−12.5 ％

根拠

ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差
同上

管 NO.3＊
主要寸法

許容範囲

（mm）

根

拠

外径165.2±1.6 mm

ＪＩＳ Ｇ ３４５６による材料公差

厚さ7.1±12.5 ％同上

24

工事計画記載の公称値の許容範囲（続き）
管 NO.3＊−管継手
主要寸法

許容範囲

（mm）
外径165.2

厚さ7.1＋2.4 mm−1.6 mm＋規定しない−12.5 ％

根拠

ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差
同上

管 NO.4＊−管継手
主要寸法

許容範囲

NT2 補② 公差表 R1（mm）
外径216.3

厚さ8.2＋2.4 mm−1.6 mm＋規定しない−12.5 ％

根拠

ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差
同上

管 NO.5＊
主要寸法

許容範囲

（mm）

根

拠

外径216.3±0.8 ％ＪＩＳ Ｇ ３４５６による材料公差

厚さ8.2±12.5 ％同上

管 NO.5＊−管継手
主要寸法

許容範囲

（mm）
外径216.3

厚さ8.2＋2.4 mm−1.6 mm＋規定しない−12.5 ％

根拠

ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差同上

25工事計画記載の公称値の許容範囲（続き）
管 NO.6＊
主要寸法

許容範囲

（mm）

根

拠

外径216.3±0.8 ％ＪＩＳ Ｇ ３４５６による材料公差

厚さ8.2±12.5 ％同上

管 NO.6＊−管継手
主要寸法

許容範囲

NT2 補② 公差表 R1E（mm）
外径

216.3

厚さ

8.2＋2.4 mm−1.6 mm＋規定しない−12.5 ％

根拠

ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差
同上

管 NO.7＊
主要寸法

許容範囲

（mm）

根

拠

外径

216.3

±0.8 ％ＪＩＳ Ｇ ３４５６による材料公差

厚さ8.2±12.5 ％同上

管 NO.7＊−管継手
主要寸法

許容範囲

（mm）
外径216.3厚さ8.2

注＋2.4 mm−1.6 mm＋規定しない−12.5 ％

根拠

ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差
同上：主要寸法は，工事計画記載の公称値を示す。

注記 ＊：管の強度計算書の管 NO.を示す。

26

工事計画認可申請

第 8-3-4-6-8 図

東海第二発電所
名
称

原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替循環冷却系）の系統図（1／6）（設計基準対象施設）

日本原子力発電株式会社

278827

工事計画認可申請

第 8-3-4-6-9 図

東海第二発電所
名
称

原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替循環冷却系）の系統図（2／6）（重大事故等対処設備）

日本原子力発電株式会社

288827

工事計画認可申請

第 8-3-4-6-10 図

東海第二発電所
名
称

原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替循環冷却系）の系統図（3／6）（設計基準対象施設）

日本原子力発電株式会社

298827

工事計画認可申請

第 8-3-4-6-11 図

東海第二発電所
名
称

原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替循環冷却系）の系統図（4／6）（重大事故等対処設備）

日本原子力発電株式会社

308827

工事計画認可申請

第 8-3-4-6-12 図

東海第二発電所
名
称

原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替循環冷却系）の系統図（5／6）（設計基準対象施設）

31

日本原子力発電株式会社
8809

工事計画認可申請

第 8-3-4-6-13 図

東海第二発電所
名
称

原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替循環冷却系）の系統図（6／6）（重大事故等対処設備）

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日本原子力発電株式会社
8806