東海第二発電所 工事計画審査資料

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資料番号

工認-235 改 4

提出年月日

平成 30 年 9 月 21 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

原子炉冷却系統施設のうち
残留熱除去設備（残留熱除去系）（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-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）
Ⅴ-1-1-4-3-5 設定根拠に関する説明書（残留熱除去系 残留熱除去系熱交換器）
Ⅴ-1-1-4-3-6 設定根拠に関する説明書（残留熱除去系 残留熱除去系ポンプ）
Ⅴ-1-1-4-3-7 設定根拠に関する説明書（残留熱除去系 残留熱除去系ストレーナ）
Ⅴ-1-1-4-3-8 設定根拠に関する説明書（残留熱除去系 安全弁及び逃がし弁）
Ⅴ-1-1-4-3-9 設定根拠に関する説明書（残留熱除去系 主要弁（常設））
Ⅴ-1-1-4-3-10 設定根拠に関する説明書（残留熱除去系 主配管（常設））
Ⅴ-6 図面
4

原子炉冷却系統施設
4.3 残留熱除去設備
・原子炉冷却系統施設 残留熱除去設備に係る機器の配置を明示した図面（2／4）
【第 4-3-2 図】
・原子炉冷却系統施設 残留熱除去設備に係る機器の配置を明示した図面（3／4）
【第 4-3-3 図】
・原子炉冷却系統施設 残留熱除去設備に係る機器の配置を明示した図面（4／4）
【第 4-3-4 図】
4.3.1 残留熱除去系
・原子炉冷却系統施設のうち残留熱除去設備（残留熱除去系）に係る主配管の配置を明示した図面（1／11）【第 4-3-1-1 図】
・原子炉冷却系統施設のうち残留熱除去設備（残留熱除去系）に係る主配管の配置を明示した図面（2／11）【第 4-3-1-2 図】
・原子炉冷却系統施設のうち残留熱除去設備（残留熱除去系）に係る主配管の配置を明示した図面（3／11）【第 4-3-1-3 図】
・原子炉冷却系統施設のうち残留熱除去設備（残留熱除去系）に係る主配管の配置を明示した図面（4／11）【第 4-3-1-4 図】
・原子炉冷却系統施設のうち残留熱除去設備（残留熱除去系）に係る主配管の配置を明示した図面（5／11）【第 4-3-1-5 図】
・原子炉冷却系統施設のうち残留熱除去設備（残留熱除去系）に係る主配管の配置を明示した図面（6／11）

1

【第 4-3-1-6 図】
・原子炉冷却系統施設のうち残留熱除去設備（残留熱除去系）に係る主配管の配置を明示した図面（7／11）【第 4-3-1-7 図】
・原子炉冷却系統施設のうち残留熱除去設備（残留熱除去系）に係る主配管の配置を明示した図面（8／11）【第 4-3-1-8 図】
・原子炉冷却系統施設のうち残留熱除去設備（残留熱除去系）に係る主配管の配置を明示した図面（9／11）【第 4-3-1-9 図】
・原子炉冷却系統施設のうち残留熱除去設備（残留熱除去系）に係る主配管の配置を明示した図面（10／11）【第 4-3-1-10 図】
・原子炉冷却系統施設のうち残留熱除去設備（残留熱除去系）に係る主配管の配置を明示した図面（11／11）【第 4-3-1-11 図】
・原子炉冷却系統施設のうち残留熱除去設備（残留熱除去系）の系統図（1／6）（設計基準対象施設）【第 4-3-1-12 図】
・原子炉冷却系統施設のうち残留熱除去設備（残留熱除去系）の系統図（2／6）（重大事故等対処設備）【第 4-3-1-13 図】
・原子炉冷却系統施設のうち残留熱除去設備（残留熱除去系）の系統図（3／6）（設計基準対象施設）【第 4-3-1-14 図】
・原子炉冷却系統施設のうち残留熱除去設備（残留熱除去系）の系統図（4／6）（重大事故等対処設備）【第 4-3-1-15 図】
・原子炉冷却系統施設のうち残留熱除去設備（残留熱除去系）の系統図（5／6）（設計基準対象施設）【第 4-3-1-16 図】
・原子炉冷却系統施設のうち残留熱除去設備（残留熱除去系）の系統図（6／6）（重大事故等対処設備）【第 4-3-1-17 図】
・原子炉冷却系統施設 残留熱除去設備（残留熱除去系）の残留熱除去系熱交換器構造図【「残留熱除去系熱交換器」は、昭和 51 年 8 月 30 日付け建建発第 98 号にて軽微変更を届け出した工事計画書の添付図面「第 2-2 図 残留熱除去系熱交換器総組立断面図」
による】
・原子炉冷却系統施設 残留熱除去設備（残留熱除去系）の残留熱除去系ポンプ構造図2

【「残留熱除去系ポンプ」は、昭和 51 年 6 月 19 日付け 51 資庁第 6093 号にて認可された
工事計画書の添付図面「第 2-2-2 図 残留熱除去系ポンプ組立外形図」及び昭和 51 年 8 月
30 日付け建建発第 98 号にて軽微変更を届け出した工事計画書の添付図面「第 2-3 図 残留熱除去系ポンプ組立断面図」による】
・原子炉冷却系統施設 残留熱除去設備（残留熱除去系）の残留熱除去系ストレーナ構造図【「残留熱除去ストレーナ」は、平成 20 年 4 月 7 日付け平成 20・02・29 原第 41 号にて認可された工事計画書の添付図面「第 1-3 図 残留熱除去系ストレーナ構造図」による】
・原子炉冷却系統施設 残留熱除去設備（残留熱除去系）の構造図 E12-F005【第 4-3-1-18 図】
・原子炉冷却系統施設 残留熱除去設備（残留熱除去系）の構造図 E12-F025A,B,C【第 4-3-1-19 図】
・原子炉冷却系統施設 残留熱除去設備（残留熱除去系）の構造図 E12-FF028【第 4-3-1-20 図】
・原子炉冷却系統施設 残留熱除去設備（残留熱除去系）の主要弁構造図【「E12-F008」は、昭和 51 年 8 月 30 日付け建建発第 98 号にて届け出した工事計画書の添付図面「第 2-21 図 残留熱除去系主要弁構造図仕切弁」による】
・原子炉冷却系統施設 残留熱除去設備（残留熱除去系）の構造図 E12-F050B【第 4-3-1-21 図】
・原子炉冷却系統施設 残留熱除去設備（残留熱除去系）の構造図 E12-F053A【第 4-3-1-22 図】
・原子炉冷却系統施設 残留熱除去設備（残留熱除去系）の構造図 E12-F053B【第 4-3-1-23 図】

3

Ⅴ-1-1-4-3-5 設定根拠に関する説明書

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-5 R0（残留熱除去系 残留熱除去系熱交換器）

4

名

称

残留熱除去系熱交換器

容量 （設計熱交換量）

MW/個

53.0 以上（50.3）

最

高

使

用

圧

力

MPa

管側 3.45／胴側 3.45

最

高

使

用

温

度

℃

管側 249／胴側 249

熱

面

積

m2/個

数

―

伝
個

2

【設定根拠】（概要）
・設計基準対象施設
残留熱除去系熱交換器は，通常の原子炉停止時及び復水器が使用できない時の炉心の崩壊熱
及びその他の残留熱の除去並びに原子炉冷却材喪失時の炉心冷却等を目的とし，下記のモーNT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-5 R1

ド・機能の際に熱を除去するために設置する。
①

原子炉停止時冷却モード②

低圧注水モード③

格納容器スプレイ冷却モード④

サプレッション・プール冷却モード⑤

燃料プール冷却機能・重大事故等対処設備
重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち残留熱除去設備（残留熱除去系）として使用する
残留熱除去系熱交換器は以下の機能を有する。
残留熱除去系熱交換器は，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態であって，設計基準事
故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，発電用原子炉を冷却するために設置する。
系統構成は，原子炉圧力容器内の保有水を原子炉冷却材再循環系ポンプ入口配管から残留熱除去系配管を介して取り出し，残留熱除去系ポンプ及び残留熱除去系熱交換器を経由して原子炉冷却材再循環系ポンプ出口配管より原子炉圧力容器に戻すことで，原子炉冷却材を冷却し，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止できる設計とする。
残留熱除去系熱交換器は，設計基準事故対処設備が有する最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損（炉心の著しい損傷が発生する前に生ずるものに限る。）を防止するため，最終ヒートシンクへ熱を輸送するために設置する。
系統構成は，原子炉圧力容器内の保有水を原子炉冷却材再循環系ポンプ入口配管から残留熱除去系配管を介して取り出し，残留熱除去系ポンプ及び残留熱除去系熱交換器を経由して原子炉冷却材を冷却し，原子炉冷却材再循環系ポンプ出口配管より原子炉圧力容器に戻すことで，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損（炉心の著しい損傷が発生する前に生ずるものに限る。）を防止するため，最終ヒートシンクへ熱を輸送できる設計とする。
15

系統構成は，サプレッション・チェンバの保有水を残留熱除去系ポンプ及び残留熱除去系熱交換器を介してサプレッション・チェンバのプール水を冷却することにより，炉心の著しい損
傷及び原子炉格納容器の破損（炉心の著しい損傷が発生する前に生じるものに限る。）を防止するため，最終ヒートシンクへ熱を輸送できる設計とする。
系統構成は，サプレッション・チェンバを水源とし，残留熱除去系ポンプ及び残留熱除去系
熱交換器を介して冷却されたサプレッション・チェンバのプール水を格納容器スプレイヘッダのノズルから原子炉格納容器内へスプレイすることにより原子炉格納容器の破損（炉心の著しい損傷が発生する前に生ずるものに限る。）を防止するため，最終ヒートシンクへ熱を輸送できる設計とする。

重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧
注水系）として使用する残留熱除去系熱交換器は以下の機能を有する。
残留熱除去系熱交換器は，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態であって，設計基準事NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-5 R1

故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，発電用原子炉を冷却するために設置する。
系統構成は，サプレッション・チェンバを水源とした残留熱除去系ポンプにより残留熱除去
系配管を介して原子炉圧力容器内に注水することで，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止できる設計とする。

重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（代替
循環冷却系）として使用する残留熱除去系熱交換器は以下の機能を有する。
残留熱除去系熱交換器は，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態であって，設計基準事
故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても原子炉格納容器の破損を防止するため，発電用原子炉を冷却するために設置する。
系統構成は，サプレッション・チェンバを水源として残留熱除去系配管を介し，代替循環冷却系ポンプにより残留熱除去系熱交換器，代替循環冷却系配管を経由して原子炉圧力容器に注水することで，原子炉格納容器の破損を防止できる設計とする。
重大事故等時に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（格納容器スプレイ冷却系）として使用する残留熱除去系熱交換器は以下の機能を有する。
残留熱除去系熱交換器は，設計基準事故対処設備が有する原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために設置する。
系統構成は，サプレッション・チェンバを水源とした残留熱除去系ポンプにより残留熱除去

26

系熱交換器を介して冷却されたサプレッション・チェンバのプール水を格納容器スプレイヘッ
ダのノズルから原子炉格納容器内へスプレイすることにより原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下できる設計とする。
重大事故等時に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（サプレッション・プール冷却系）として使用する残留熱除去系熱交換器は以下の機能を有する。
残留熱除去系熱交換器は，設計基準事故対処設備が有する原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために設置する。
系統構成は，サプレッション・チェンバの保有水を残留熱除去系ポンプ及び残留熱除去系熱交換器を介してサプレッション・チェンバのプール水を冷却することにより原子炉格納容器内

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-5 R2の圧力及び温度を低下できる設計とする。
重大事故等時に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）として使用する残留熱除去系熱交換器は以下の機能を有する。
残留熱除去系熱交換器は，設計基準事故対処設備が有する原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために設置する。
系統構成は，サプレッション・チェンバを水源として残留熱除去系配管を介し，代替循環冷却系ポンプにより残留熱除去系熱交換器，代替循環冷却系配管を経由して冷却されたサプレッ
ション・チェンバのプール水を格納容器スプレイヘッダのノズルから原子炉格納容器内へスプ
レイ及びサプレッション・チェンバへ注水することにより，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下できる設計とする。
残留熱除去系熱交換器は，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の過圧による破損を防止するため，原子炉格納容器バウンダリを維持しながら原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために設置する。
系統構成は，サプレッション・チェンバを水源として残留熱除去系配管を介し，代替循環冷却系ポンプにより残留熱除去系熱交換器，代替循環冷却系配管を経由して冷却されたサプレッ
ション・チェンバのプール水を格納容器スプレイヘッダのノズルから原子炉格納容器内へスプ
レイ及びサプレッション・チェンバへ注水することにより，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下できる設計とする。
残留熱除去系熱交換器は，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，溶融し，原子炉格納容器の下部に落下した炉心を冷却するために設置する。
系統構成は，サプレッション・チェンバを水源として残留熱除去系配管を介し，代替循環冷却系ポンプにより残留熱除去系熱交換器，代替循環冷却系配管を経由して冷却されたサプレッ

3

7

ション・チェンバのプール水を原子炉圧力容器に注水することにより，溶融炉心を冷却し，ペデスタル（ドライウェル部）への落下を遅延又は防止できる設計とする。
1.

容量の設定根拠
設計基準対象施設として使用する残留熱除去系熱交換器の容量は，残留熱除去系の各モード・機能における熱交換器の必要伝熱面積が最大となるモードの容量とする。
したがって，残留熱除去系熱交換器を使用する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，サプレッション・プール冷却モード及び燃料プール冷却機能において必要伝熱面積が最大となる格納容器スプレイモードの設計熱交換量である 53.0 MW/個以上とする。
表 1-1 残留熱除去系熱交換器に対する必要伝熱面積
運転モード

格納容器スプレイモード

熱交換器 1 個当たりの53.0

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-5 R2

必要熱交換量（MW/個）
被冷却水流量（kg/h）
被冷却水温度（℃）
冷却水流量（kg/h）
冷却水温度（℃）
必要伝熱面積（m2）
なお，格納容器スプレイモードを運転することにより，原子炉格納容器内の圧力及び温度を
原子炉格納容器の最高使用圧力及び最高使用温度以下にできることを安全評価解析（原子炉設
置変更許可申請書添付書類十）で確認している。
残留熱除去系熱交換器を重大事故等時において使用する場合の容量は，重大事故等対策の有効性評価解析（原子炉設置変更許可申請書添付書類十）において崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）として確認されている伝熱容量が約 24 MW/個及び雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）として確認されている伝熱容量が約 14 MW/個であり，それぞれの伝熱面積がm2/個及びm2/個であることから，設計基準対象施設として使m2 を下回り，設計基準対象施設の容量に包絡さ用する場合の容量 53.0 MW 及び伝熱面積れるため，設計基準対象施設と同仕様で設計し，53.0 MW/個以上とする。
公称値については，要求される容量と同じ，53.0 MW/個とする。

4

8

2.

最高使用圧力の設定根拠

2.1 管側の最高使用圧力 3.45 MPa
設計基準対象施設として使用する残留熱除去系熱交換器の管側の最高使用圧力は，主配管「A 系統緊急用海水系配管合流点～残留熱除去系熱交換器 A」及び「B 系統緊急用海水系配管合流点～残留熱除去系熱交換器 B」の最高使用圧力と同じ 3.45 MPa とする。
残留熱除去系熱交換器を重大事故等時において使用する場合の管側の使用圧力は，重大事
故等時における主配管「A 系統緊急用海水系配管合流点～残留熱除去系熱交換器 A」及び「B
系統緊急用海水系配管合流点～残留熱除去系熱交換器 B」の使用圧力と同じ 3.45 MPa とする。
2.2 胴側の最高使用圧力 3.45 MPa
設計基準対象施設として使用する残留熱除去系熱交換器の胴側の最高使用圧力は，主配管「残留熱除去系熱交換器 A バイパス管分岐点～残留熱除去系熱交換器 A」及び「残留熱除去

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-5 R1系熱交換器 B バイパス管分岐点～残留熱除去系熱交換器 B」の最高使用圧力と同じ 3.45 MPaとする。
残留熱除去系熱交換器を重大事故等時において使用する場合の胴側の使用圧力は，重大事
故等時における主配管「残留熱除去系熱交換器 A バイパス管分岐点～残留熱除去系熱交換器
A」及び「残留熱除去系熱交換器 B バイパス管分岐点～残留熱除去系熱交換器 B 」の使用圧力と同じ 3.45 MPa とする。

3.

最高使用温度の設定根拠

3.1 管側の最高使用温度 249 MPa
設計基準対象施設として使用する残留熱除去系熱交換器の管側の最高使用温度は，残留熱除去系熱交換器の胴側の最高使用温度と同じ 249 ℃とする。
残留熱除去系熱交換器を重大事故等時において使用する場合の管側の温度は，設計基準対
象施設と同様の使用方法であるため，設計基準対象施設と同仕様で設計し 249 ℃とする。

3.2 胴側の最高使用温度 249 MPa
設計基準対象施設として使用する残留熱除去系熱交換器の胴側の最高使用温度は，主配管「残留熱除去系熱交換器 A バイパス管分岐点～残留熱除去系熱交換器 A」及び「残留熱除去
系熱交換器 B バイパス管分岐点～残留熱除去系熱交換器 B」の最高使用温度と同じ 249 ℃と
する。

5

9

残留熱除去系熱交換器を重大事故等時において使用する場合の胴側の使用温度は，重大事
故等時における主配管「残留熱除去系熱交換器 A バイパス管分岐点～残留熱除去系熱交換器
A」及び「残留熱除去系熱交換器 B バイパス管分岐点～残留熱除去系熱交換器 B」の使用温度と同じ，249 ℃とする。
4.

伝熱面積の設定根拠
設計基準対象施設として使用する残留熱除去系熱交換器の伝熱面積は，格納容器スプレイモードの設計熱交換量 53.0 MW/個を満足するために必要な伝熱面積m2/個を上回る

m 2/個以上とする。
残留熱除去系熱交換器を重大事故等時において使用する場合の伝熱面積は，重大事故等対策の有効性評価解析（原子炉設置変更許可申請書添付書類十）において崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）として確認されている伝熱容量約 24 MW/個及び雰囲気圧力・温度にNT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-5 R1Eよる静的負荷（格納容器過圧・過温破損）として確認されている伝熱容量約 14 MW/個を満足するために必要な伝熱面積m2/個及びm2/個を上回る

公称値については，要求される伝熱面積である

5.

m2/個以上とする。

m2/個を上回る

m2/個とする。

個数の設定根拠
残留熱除去系熱交換器は，設計基準対象施設として炉心の崩壊熱及びその他の残留熱の除去
並びに原子炉冷却材喪失時の炉心冷却等するために必要な個数として A 系，B 系独立した 2 系
列に各 1 個，合計 2 個設置する。
残留熱除去系熱交換器は，設計基準対象施設として 2 個設置しているものを重大事故等対処
設備として使用する。

610

Ⅴ-1-1-4-3-6 設定根拠に関する説明書

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-6 R0（残留熱除去系 残留熱除去系ポンプ）

11

名

称

残留熱除去系ポンプ A

容量m3/h/個

1691.9 以上（1691.9）

揚

程

m

85.3 以上（85.3）

最 高 使 用 圧 力MPa

吸込側 1.52/吐出側 3.50

最 高 使 用 温 度

℃

182

力

kW/個

680

数

－

1

原

動

機

出

個
【設定根拠】（概要）

・設計基準対象施設
残留熱除去系ポンプ A は，通常の原子炉停止時及び復水器が使用できない時の炉心の崩壊熱
及びその他の残留熱の除去並びに原子炉冷却材喪失時の炉心冷却等を目的とし，下記のモーNT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-6 R1

ド・機能の際に冷却材を供給するために設置する。
①

原子炉停止時冷却モード②

低圧注水モード③

格納容器スプレイ冷却モード④

サプレッション・プール冷却モード⑤

燃料プール冷却機能

なお，非常用炉心冷却系機能の低圧注水モードに要求される機能を他のモード・機能に優先して発揮できる設計とする。
・重大事故等対処設備
重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち残留熱除去設備（残留熱除去系）として使用する
残留熱除去系ポンプ A は以下の機能を有する。
残留熱除去系ポンプ A は，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態であって，設計基準事
故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，発電用原子炉を冷却するために設置する。
系統構成は，原子炉圧力容器内の保有水を原子炉冷却材再循環系ポンプ入口配管から残留熱除去系配管を介して取り出し，残留熱除去系ポンプ A 及び残留熱除去系熱交換器 A を経由して原子炉冷却材再循環系ポンプ出口配管より原子炉圧力容器に戻すことで，原子炉冷却材を冷却し，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止できる設計とする。
残留熱除去系ポンプ A は，設計基準事故対処設備が有する最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損（炉心の著しい損傷が発生する前に生ずるものに限る。）を防止するため，最終ヒートシンクへ熱を輸送するために設置する。
系統構成は，原子炉圧力容器内の保有水を原子炉冷却材再循環系ポンプ入口配管から残留熱除去系配管を介して取り出し，残留熱除去系ポンプ A 及び残留熱除去系熱交換器 A を経由して
1

12

原子炉冷却材を冷却し，原子炉冷却材再循環系ポンプ出口配管より原子炉圧力容器に戻すこと
で，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損（炉心の著しい損傷が発生する前に生じるものに限る。）を防止するため，最終ヒートシンクへ熱を輸送できる設計とする。
系統構成は，サプレッション・チェンバの保有水を残留熱除去系ポンプ A 及び残留熱除去系
熱交換器 A を介してサプレッション・チェンバのプール水を冷却することにより，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損（炉心の著しい損傷が発生する前に生じるものに限る。）を防止するため，最終ヒートシンクへ熱を輸送できる設計とする。
系統構成は，サプレッション・チェンバを水源とし，残留熱除去系ポンプ A 及び残留熱除去
系熱交換器 A を介してサプレッション・チェンバのプール水を格納容器スプレイヘッダのノズルから原子炉格納容器内へスプレイすることにより原子炉格納容器の破損（炉心の著しい損傷が発生する前に生じるものに限る。）を防止するため，最終ヒートシンクへ熱を輸送できる設計とする。

重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-6 R1

注水系）として使用する残留熱除去系ポンプ A は以下の機能を有する。
残留熱除去系ポンプ A は，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態であって，設計基準事
故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，発電用原子炉を冷却するために設置する。
系統構成は，サプレッション・チェンバを水源とした残留熱除去系ポンプ A により残留熱除去系配管を介してサプレッション・チェンバのプール水を原子炉圧力容器内に注水すること
で，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止できる設計とする。

重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（代替
循環冷却系）として使用する残留熱除去系ポンプ A は以下の機能を有する。
残留熱除去系ポンプ A は，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態であって，設計基準事
故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても原子炉格納容器の破損を防止するため，発電用原子炉を冷却するための流路として設置する。
系統構成は，サプレッション・チェンバを水源として故障等により機能を喪失した残留熱除去系ポンプ A を流路として使用し，代替循環冷却系ポンプ A により残留熱除去系熱交換器 A，代替循環冷却系配管を介してサプレッション・チェンバのプール水を原子炉圧力容器に注水することで，原子炉格納容器の破損を防止できる設計とする。
重大事故等時に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（格納容器スプレイ冷却系）として使用する残留熱除去系ポンプ A は以下の機能を有す
る。

2

13

残留熱除去系ポンプ A は，設計基準事故対処設備が有する原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために設置する。
系統構成は，サプレッション・チェンバを水源とした残留熱除去系ポンプ A により残留熱除
去系熱交換器 A を介してサプレッション・チェンバのプール水を格納容器スプレイヘッダのノズルから原子炉格納容器内へスプレイすることにより原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下できる設計とする。
重大事故等時に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（サプレッション・プール冷却系）として使用する残留熱除去系ポンプ A は以下の機能を有する。
残留熱除去系ポンプ A は，設計基準事故対処設備が有する原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-6 R2下させるために設置する。
系統構成は，サプレッション・チェンバの保有水を残留熱除去系ポンプ A 及び残留熱除去系
熱交換器 A を介してサプレッション・チェンバのプール水を冷却することにより原子炉格納容
器内の圧力及び温度を低下できる設計とする。
重大事故等時に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）として使用する残留熱除去系ポンプ A は以下の機能を有する。
残留熱除去系ポンプ A は，設計基準事故対処設備が有する原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるための流路として設置する。
系統構成は，サプレッション・チェンバを水源として故障等により機能を喪失した残留熱除去系ポンプ A を流路として使用し，代替循環冷却系ポンプ A により残留熱除去系熱交換器 A，代替循環冷却系配管を介してサプレッション・チェンバのプール水を格納容器スプレイヘッダのノズルから原子炉格納容器内へスプレイ及びサプレッション・チェンバへ注水することにより，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下できる設計とする。
残留熱除去系ポンプ A は，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の過圧による破損を防止するため，原子炉格納容器バウンダリを維持しながら原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるための流路として設置する。
系統構成は，サプレッション・チェンバを水源として故障等により機能を喪失した残留熱除去系ポンプ A を流路として使用し，代替循環冷却系ポンプ A により残留熱除去系熱交換器 A，代替循環冷却系配管を介してサプレッション・チェンバのプール水を格納容器スプレイヘッダのノズルから原子炉格納容器内へスプレイ及びサプレッション・チェンバへ注水することにより，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下できる設計とする。

314

残留熱除去系ポンプ A は，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，溶融し，原子炉格納容器の下部に落下した炉心を冷却するための流路として設置する。
系統構成は，サプレッション・チェンバを水源として，残留熱除去系ストレーナ A で異物をろ過し，故障等により機能を喪失した残留熱除去系ポンプ A を流路として使用し，代替循環冷却系ポンプ A により残留熱除去系熱交換器 A，代替循環冷却系配管を介してサプレッション・
チェンバのプール水を原子炉圧力容器に注水することにより，溶融炉心を冷却し，ペデスタル（ドライウェル部）への落下を遅延又は防止できる設計とする。
1.

容量の設定根拠
設計基準対象施設として使用する残留熱除去系ポンプ A の容量は，安全評価解析（原子炉設

置変更許可申請書添付書類十）において確認されている低圧注水系の容量である 1

m3/h を上回る 1691.9 m3/h/個以上とする。

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-6 R2

残留熱除去系ポンプ A を重大事故等時において使用する場合の容量は，設計基準対象施設と同様の使用方法であるため，設計基準対象施設と同仕様で設計し，1691.9 m3/h/個以上とする。
公称値については，要求される容量と同じ 1691.9 m3/h/個とする。
2.

揚程の設定根拠
設計基準対象施設として使用する残留熱除去系ポンプ A の揚程は，下記を考慮して決定する。
残留熱除去系の設備の機能のうち，必要揚程が最も大きい低圧注水系における下記①～③を考慮し設計する。
①

原子炉圧力容器とサプレッション・チェンバ内圧の差：

MPa（

m）

②

静水頭（低圧注水ノズルとサプレッション・プール水位低の標高差）：26.9 m③

配管・機器圧力損失：m

上記より，残留熱除去系ポンプ A の揚程は，①～③の合計がm であることから，それを上回る 85.3 m 以上とする。
残留熱除去系ポンプ A を重大事故等時において使用する場合の揚程は，設計基準対象施設と同様の使用方法であるため，設計基準対象施設と同仕様で設計し，85.3 m 以上とする。
公称値については，要求される揚程と同じ 85.3 m とする。

4

15

3.

最高使用圧力の設定根拠

3.1 吸込側の最高使用圧力

1.52 MPa

設計基準対象施設として使用する残留熱除去系ポンプ A の吸込側の最高使用圧力は，主配管「残留熱除去系ポンプ A 吸込管合流点～残留熱除去系ポンプ A」の最高使用圧力と同じ 1.52
MPa とする。
残留熱除去系ポンプ A 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主配管「残留熱除去系ポンプ A 吸込管合流点～残留熱除去系ポンプ A」の使用圧力と同
じ 1.52 MPa とする。
3.2 吐出側の最高使用圧力

3.50 MPa

設計基準対象施設として使用する残留熱除去系ポンプ A の吐出側の最高使用圧力は，残留NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-6 R1

熱除去系における，下記①～③を考慮して決定する。
①

残留熱除去系使用時の原子炉圧力：②

静水頭（原子炉圧力容器通常水位とポンプ吸込の標高差）：37.86 m（0.371 MPa）

③

締切揚程：

m（

MPa

MPa）

上記より，残留熱除去系ポンプ A の吐出側の最高使用圧力は，①～③の合計

MPa を上回る圧力とし，3.50 MPa とする。
残留熱除去系ポンプ A を重大事故等時において使用する場合の圧力は，設計基準対象施設と同様の使用方法であるため，設計基準対象施設と同仕様で設計し，3.50 MPa とする。
4.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する残留熱除去系ポンプ A の最高使用温度は，停止時冷却モード運転時の原子炉冷却材温度℃以上とし，これを上回る温度として 182 ℃とする。

残留熱除去系ポンプ A を重大事故等時において使用する場合の温度は，設計基準対象施設と同様の使用方法であるため，設計基準対象施設と同仕様で設計し，182 ℃とする。

5.

原動機出力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する残留熱除去系ポンプ A の原動機出力は，定格流量時点での軸動力を基に設定する。

Ｐｗ＝10 3 ρｇ Ｑ Ｈ
η＝

Ｐｗ
100
Ｐ

（引用文献：日本工業規格

ＪＩＳ Ｂ ０１３１（2002）「ターボポンプ用語」）

10 3 ρｇ Ｑ Ｈ
Ｐ＝
η／100

5

16

Ｐ

：軸動力（kW）

Ｐｗ ：水動力（kW）
ρ：密度（㎏/m3）

＝1000

ｇ

：重力加速度（m/s2）＝9.80665Ｑ

3：容量（m /s）

＝1691.9/3600

Ｈ：揚程（m）＝85.3

η：ポンプ効率（％）（設計計画値）＝

10-31000 9.80665

Ｐ＝1691.9
3600

85.3

／100

上記より，残留熱除去系ポンプ A の原動機出力は，軸動力

＝

≒

kW

kW を上回る出力とし，680 kW/

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-6 R2個とする。
残留熱除去系ポンプ A を重大事故等時において使用する場合の原動機出力は，設計基準対象施設と同様の使用方法であるため，設計基準対象施設と同仕様で設計し，680 kW/個とする。
6.

個数の設定根拠
残留熱除去系ポンプ A（原動機含む）は，設計基準対象施設として炉心の崩壊熱及びその他の残留熱の除去並びに原子炉冷却材喪失時の炉心冷却等するために必要な個数である 1 個設置する。
残留熱除去系ポンプ A（原動機含む）は，設計基準対象施設として 1 個設置したものを重大事故等対処設備として使用する。

6

17

名

称

残留熱除去系ポンプ B

容量m3/h/個

1691.9 以上（1691.9）

揚

程

m

85.3 以上（85.3）

最 高 使 用 圧 力MPa

吸込側 1.52/吐出側 3.50

最 高 使 用 温 度

℃

182

力

kW/個

680

数

－

1

原

動

機

出

個
【設定根拠】（概要）

・設計基準対象施設
残留熱除去系ポンプ B は，通常の原子炉停止時及び復水器が使用できない時の炉心の崩壊熱
及びその他の残留熱の除去並びに原子炉冷却材喪失時の炉心冷却等を目的とし，下記のモーNT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-6 R1

ド・機能の際に冷却材を供給するために設置する。
①

原子炉停止時冷却モード②

低圧注水モード③

格納容器スプレイ冷却モード④

サプレッション・プール冷却モード⑤

燃料プール冷却機能

なお，非常用炉心冷却系機能の低圧注水モードに要求される機能を他のモード・機能に優先して発揮できる設計とする。
・重大事故等対処設備
重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち残留熱除去設備（残留熱除去系）として使用する
残留熱除去系ポンプ B は以下の機能を有する。
残留熱除去系ポンプ B は，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態であって，設計基準事
故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，発電用原子炉を冷却するために設置する。
系統構成は，原子炉圧力容器内の保有水を原子炉冷却材再循環系ポンプ入口配管から残留熱除去系配管を介して取り出し，残留熱除去系ポンプ B 及び残留熱除去系熱交換器 B を経由して原子炉冷却材再循環系ポンプ出口配管より原子炉圧力容器に戻すことで，原子炉冷却材を冷却し，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止できる設計とする。
残留熱除去系ポンプ B は，設計基準事故対処設備が有する最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損（炉心の著しい損傷が発生する前に生ずるものに限る。）を防止するため，最終ヒートシンクへ熱を輸送するために設置する。
系統構成は，原子炉圧力容器内の保有水を原子炉冷却材再循環系ポンプ入口配管から残留熱除去系配管を介して取り出し，残留熱除去系ポンプ B 及び残留熱除去系熱交換器 B を経由して
718

原子炉冷却材を冷却し，原子炉冷却材再循環系ポンプ出口配管より原子炉圧力容器に戻すこと
で，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損（炉心の著しい損傷が発生する前に生じるものに限る。）を防止するため，最終ヒートシンクへ熱を輸送できる設計とする。
系統構成は，サプレッション・チェンバの保有水を残留熱除去系ポンプ B 及び残留熱除去系
熱交換器 B を介してサプレッション・チェンバのプール水を冷却することにより，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損（炉心の著しい損傷が発生する前に生じるものに限る。）を防止するため，最終ヒートシンクへ熱を輸送できる設計とする。
系統構成は，サプレッション・チェンバを水源とし，残留熱除去系ポンプ B 及び残留熱除去
系熱交換器 B を介して冷却されたサプレッション・チェンバのプール水を格納容器スプレイヘ
ッダのノズルから原子炉格納容器内へスプレイすることにより原子炉格納容器の破損（炉心の著しい損傷が発生する前に生じるものに限る。）を防止するため，最終ヒートシンクへ熱を輸送できる設計とする。

重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-6 R2注水系）として使用する残留熱除去系ポンプ B は以下の機能を有する。
残留熱除去系ポンプ B は，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態であって，設計基準事
故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，発電用原子炉を冷却するために設置する。
系統構成は，サプレッション・チェンバを水源とした残留熱除去系ポンプ B により残留熱除去系配管を介して原子炉圧力容器内に注水することで，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止できる設計とする。

重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（代替
循環冷却系）として使用する残留熱除去系ポンプ B は以下の機能を有する。
残留熱除去系ポンプ B は，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態であって，設計基準事
故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても原子炉格納容器の破損を防止するため，発電用原子炉を冷却するための流路として設置する。
系統構成は，サプレッション・チェンバを水源として故障等により機能を喪失した残留熱除去系ポンプ B を流路として使用し，代替循環冷却系ポンプ B により残留熱除去系熱交換器 B,
代替循環冷却系配管を介して原子炉圧力容器に注水することで，原子炉格納容器の破損を防止できる設計とする。
重大事故等時に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（格納容器スプレイ冷却系）として使用する残留熱除去系ポンプ B は以下の機能を有す
る。

8

19

残留熱除去系ポンプ B は，設計基準事故対処設備が有する原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために設置する。
系統構成は，サプレッション・チェンバを水源とした残留熱除去系ポンプ B により残留熱除
去系熱交換器 B を介して冷却されたサプレッション・チェンバのプール水を格納容器スプレイ
ヘッダのノズルから原子炉格納容器内へスプレイすることにより原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下できる設計とする。
重大事故等時に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（サプレッション・プール冷却系）として使用する残留熱除去系ポンプ B は以下の機能を有する。
残留熱除去系ポンプ B は，設計基準事故対処設備が有する原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-6 R2下させるために設置する。
系統構成は，サプレッション・チェンバの保有水を残留熱除去系ポンプ B 及び残留熱除去系
熱交換器 B を介してサプレッション・チェンバのプール水を冷却することにより原子炉格納容
器内の圧力及び温度を低下できる設計とする。
重大事故等時に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）として使用する残留熱除去系ポンプ B は以下の機能を有する。
残留熱除去系ポンプ B は，設計基準事故対処設備が有する原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるための流路として設置する。
系統構成は，サプレッション・チェンバを水源として故障等により機能を喪失した残留熱除去系ポンプ B を流路として使用し，代替循環冷却系ポンプ B により残留熱除去系熱交換器 B，代替循環冷却系配管を介して冷却されたサプレッション・チェンバのプール水を格納容器スプ
レイヘッダのノズルから原子炉格納容器内へスプレイ及びサプレッション・チェンバへ注水することにより，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下できる設計とする。
残留熱除去系ポンプ B は，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の過圧による破損を防止するため，原子炉格納容器バウンダリを維持しながら原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるための流路として設置する。
系統構成は，サプレッション・チェンバを水源とし，残留熱除去系ストレーナ B で異物をろ過し，故障等により機能を喪失した残留熱除去系ポンプ B を流路として使用し，代替循環冷却系ポンプ B により残留熱除去系熱交換器 B，代替循環冷却系配管を介してサプレッション・チ
ェンバのプール水を格納容器スプレイヘッダのノズルから原子炉格納容器内へスプレイ及びサプレッション・チェンバへ注水することにより，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下で920

きる設計とする。
残留熱除去系ポンプ B は，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，溶融し，原子炉格納容器の下部に落下した炉心を冷却するための流路として設置する。
系統構成は，サプレッション・チェンバを水源として，残留熱除去系ストレーナ B で異物をろ過し，故障等により機能を喪失した残留熱除去系ポンプ B を流路として使用し，代替循環冷却系ポンプ B により残留熱除去系熱交換器 B，代替循環冷却系配管を介してサプレッション・
チェンバのプール水を原子炉圧力容器に注水することにより，溶融炉心を冷却し，ペデスタル（ドライウェル部）への落下を遅延又は防止できる設計とする。
1.

容量の設定根拠
設計基準対象施設として使用する残留熱除去系ポンプ B の容量は，安全評価解析（原子炉設
m3/h を置変更許可申請書添付書類十）において確認されている低圧注水系の容量である

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-6 R2

上回る 1691.9 m3/h/個以上とする。
残留熱除去系ポンプ B を重大事故等時において使用する場合の容量は，設計基準対象施設と同様の使用方法であるため，設計基準対象施設と同仕様で設計し，1691.9 m3/h/個以上とする。
公称値については，要求される容量と同じ 1691.9 m3/h/個とする。
2.

揚程の設定根拠
設計基準対象施設として使用する残留熱除去系ポンプ B の揚程は，下記を考慮して決定する。
残留熱除去系の設備の機能のうち，必要揚程が最も大きい低圧注水系における下記①～③を考慮し設計する。
①

原子炉圧力容器とサプレッション・チェンバ内圧の差：

MPa（

m）

②

静水頭（低圧注水ノズルとサプレッション・プール水位低の標高差）：26.9 m③

配管・機器圧力損失：m

残留熱除去系ポンプ B の揚程は，①～③の合計が 82.7 m であることから，それを上回る 85.3m 以上とする。
残留熱除去系ポンプ B を重大事故等時において使用する場合の揚程は，設計基準対象施設と同様の使用方法であるため，設計基準対象施設と同仕様で設計し，85.3 m 以上とする。
公称値については，要求される揚程と同じ 85.3 m とする。

10

21

3.

最高使用圧力の設定根拠

3.1 吸込側の最高使用圧力

1.52 MPa

設計基準対象施設として使用する残留熱除去系ポンプ B の吸込側の最高使用圧力は，主配管「残留熱除去系ポンプ B 吸込管合流点～残留熱除去系ポンプ B」の最高使用圧力と同じ，
1.52 MPa とする。
残留熱除去系ポンプ B 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主配管「残留熱除去系ポンプ B 吸込管合流点～残留熱除去系ポンプ B」の使用圧力と同じ，1.52 MPa とする。
3.2 吐出側の最高使用圧力

3.50 MPa

設計基準対象施設として使用する残留熱除去系ポンプ B の吐出側の最高使用圧力は，残留NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-6 R1

熱除去系における，下記①～③を考慮して決定する。
①

残留熱除去系使用時の原子炉圧力：②

静水頭（原子炉圧力容器通常水位とポンプ吸込の標高差）：37.86 m（0.371 MPa）

③

締切揚程：

m（

MPa

MPa）

上記より，残留熱除去系ポンプ B の吐出側の最高使用圧力は，①～③の合計 3.08 MPa を上回る圧力とし，3.50 MPa とする。
残留熱除去系ポンプ B を重大事故等時において使用する場合の圧力は，設計基準対象施設と同様の使用方法であるため，設計基準対象施設と同仕様で設計し，3.50 MPa とする。
4.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する残留熱除去系ポンプ B の最高使用温度は，停止時冷却モード運転時の原子炉冷却材温度℃以上とし，これを上回る温度として 182 ℃とする。

残留熱除去系ポンプ B を重大事故等時において使用する場合の温度は，設計基準対象施設と同様の使用方法であるため，設計基準対象施設と同仕様で設計し，182 ℃とする。

5.

原動機出力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する残留熱除去系ポンプ B の原動機出力は，定格流量時点での軸動力を基に設定する。

Ｐｗ＝10 3 ρ ｇ Ｑ Ｈ
η＝

Ｐｗ
100
Ｐ

（引用文献：日本工業規格

ＪＩＳ Ｂ ０１３１（2002）「ターボポンプ用語」）

10 3 ρｇ Ｑ Ｈ
Ｐ＝
η／100

11

22

Ｐ

：軸動力（kW）

Ｐｗ ：水動力（kW）
ρ：密度（㎏/m3）

＝1000

ｇ

：重力加速度（m/s2）＝9.80665Ｑ

3：容量（m /s）

＝1691.9/3600

Ｈ：揚程（m）＝85.3

η：ポンプ効率（％）（設計計画値）＝

10-31000 9.80665

Ｐ＝1691.9
3600

85.3

／100

上記より，残留熱除去系ポンプ B の原動機出力は，軸動力

＝

≒

kW

kW を上回る出力とし，680 kW/

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-6 R2個とする。
残留熱除去系ポンプ B を重大事故等時において使用する場合の原動機出力は，設計基準対象施設と同様の使用方法であるため，設計基準対象施設と同仕様で設計し，680 kW/個とする。
6.

個数の設定根拠
残留熱除去系ポンプ B（原動機含む）は，設計基準対象施設として炉心の崩壊熱及びその他の残留熱の除去並びに原子炉冷却材喪失時の炉心冷却等するために必要な個数である 1 個設置する。
残留熱除去系ポンプ B（原動機含む）は，設計基準対象施設として 1 個設置したものを重大事故等対処設備として使用する。

12

23

名

称

残留熱除去系ポンプ C容

量m3/h/個

1691.9 以上（1691.9）

揚

程

m

85.3 以上（85.3）

最 高 使 用 圧 力MPa

吸込側 1.52/吐出側 3.50

最 高 使 用 温 度

℃

182

力

kW/個

680

数

－

1

原

動

機

個

出

【設定根拠】（概要）
・設計基準対象施設
残留熱除去系ポンプ C は，原子炉冷却材喪失時の炉心冷却を目的とし，非常用炉心冷却系機
能の低圧注水モードの際に原子炉圧力容器内に冷却材を供給するために設置する。
・重大事故等対処設備
NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-6 R1

重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧
注水系）として使用する残留熱除去系ポンプ C は以下の機能を有する。
残留熱除去系ポンプ C は，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態であって，設計基準事
故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，発電用原子炉を冷却するために設置する。
系統構成は，サプレッション・チェンバを水源とした残留熱除去系ポンプ C より残留熱除去
系配管を介して原子炉圧力容器内に注水することで，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止できる設計とする。
1.

容量の設定根拠
設計基準対象施設として使用する残留熱除去系ポンプ C の容量は，安全評価解析（原子炉設

置変更許可申請書添付書類十）において確認されている低圧注水系の容量である

m3/h を上回る 1691.9 m3/h/個以上とする。
残留熱除去系ポンプ C を重大事故等時において使用する場合の容量は，設計基準対象施設と同様の使用方法であるため，設計基準対象施設と同仕様で設計し，1691.9 m3/h/個以上とする。
公称値については，要求される容量と同じ，1691.9 m3/h/個とする。

13

24

2.

揚程の設定根拠
設計基準対象施設として使用する残留熱除去系ポンプ C の揚程は，下記を考慮して決定する。
①

原子炉圧力容器とサプレッション・チェンバ内圧の差：

MPa（

m）

②

静水頭（低圧注水ノズルとサプレッション・プール水位低の標高差）：26.9 m③

配管・機器圧力損失：m

残留熱除去系ポンプ C の揚程は，①～③の合計が 74.7 m であることから，それを上回る 85.3m 以上とする。
残留熱除去系ポンプ C を重大事故等時において使用する場合の揚程は，設計基準対象施設と同様の使用方法であるため，設計基準対象施設と同仕様で設計し，85.3 m 以上とする。
公称値については，要求される揚程と同じ，85.3 m とする。

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-6 R1

3.

最高使用圧力の設定根拠

3.1 吸込側の最高使用圧力

1.50 MPa

設計基準対象施設として使用する残留熱除去系ポンプ C 吸込側の最高使用圧力は，主配管「残留熱除去系ポンプ C 吸込管合流点～残留熱除去系ポンプ C」の最高使用圧力が 0.86 MPa
であることから，それを上回る 1.52 MPa とする。
残留熱除去系ポンプ C 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主配管「残留熱除去系ポンプ C 吸込管合流点～残留熱除去系ポンプ C」の使用圧力が 0.86
MPa であることから，それを上回る 1.52 MPa とする。
3.2 吐出側の最高使用圧力

3.50 MPa

設計基準対象施設として使用する残留熱除去系ポンプ C の吐出側の最高使用圧力は，残留熱除去系における，下記①～③を考慮して決定する。
①

水源圧力（設計基準事故時のサプレッション・チェンバ圧力）：MPa②

静水頭（サプレッション・プール水位高とポンプ吸込ノズルの標高差）：6.4 m（＝0.063 MPa）

③

締切揚程：

m（

MPa）

残留熱除去系ポンプ C の吐出側の最高使用圧力は，①～③の合計

MPa を上回る圧力とし，3.50 MPa とする。

1425

残留熱除去系ポンプ C を重大事故等時において使用する場合の吐出側の圧力は，下記を考慮して決定する。
①

水源圧力（重大事故等時のサプレッション・チェンバ圧力）：0.493 MPa②

静水頭（サプレッション・プール水位高とポンプ吸込ノズルの標高差）：6.4 m（＝0.063 MPa）

③

締切揚程：

m（

MPa）

残留熱除去系ポンプ C の吐出側の最高使用圧力は，①～③の合計

MPa を上回る圧力とし，3.50 MPa とする。
4.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する残留熱除去系ポンプ C の最高使用温度は，主配管「残留熱除去系ポンプ C 吸込管合流点～残留熱除去系ポンプ C」の最高使用温度が 100 ℃であることか

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-6 R1

ら，それを上回る温度として 182 ℃とする。
残留熱除去系ポンプ C 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主配管「残留熱除去系ポンプ C 吸込管合流点～残留熱除去系ポンプ C」の使用温度が 148 ℃
であることから，それを上回る温度として 182 ℃とする。

5.

原動機出力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する残留熱除去系ポンプ C の原動機出力は，定格流量時点での軸動力を基に設定する。

Ｐｗ＝10 3 ρｇ Ｑ Ｈ
η＝

Ｐｗ
100
Ｐ

（引用文献：日本工業規格

ＪＩＳ Ｂ ０１３１（2002）「ターボポンプ用語」）

10 3 ρｇ Ｑ Ｈ
Ｐ＝
η／100
Ｐ

：軸動力（kW）

Ｐｗ ：水動力（kW）
ρ：密度（㎏/m3）

＝1000

ｇ

：重力加速度（m/s2）＝9.80665Ｑ

3：容量（m /s）

＝1691.9/3600

Ｈ：揚程（m）＝85.3

η：ポンプ効率（％）（設計計画値）＝

15

26

10

-3

1000 9.80665

Ｐ＝1691.9
3600

85.3

／100

上記より，残留熱除去系ポンプ C の原動機出力は，軸動力

＝

≒

kW

kW を上回る出力とし，680 kW/個とする。
残留熱除去系ポンプ C を重大事故等時において使用する場合の原動機出力は，設計基準対象施設と同様の使用方法であるため，設計基準対象施設と同仕様で設計し，680 kW/個とする。
6.

個数の設定根拠
残留熱除去系ポンプ C（原動機含む）は，設計基準対象施設として原子炉冷却材喪失時の炉心冷却するために必要な個数である 1 個設置する。

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-6 R2E

残留熱除去系ポンプ C（原動機含む）は，設計基準対象施設として 1 個設置したものを重大事故等対処設備として使用する。

1627

Ⅴ-1-1-4-3-7 設定根拠に関する説明書

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-7 R0（残留熱除去系 残留熱除去系ストレーナ）

28

名
容

称
量

残留熱除去系ストレーナ A
m3/h/組最 高 使 用 圧 力

MPa－［0.310，0.493］

最 高 使 用 温 度℃

104.5，148

個

－

2

数

【設定根拠】（概要）
・設計基準対象施設
残留熱除去系ストレーナ A は，設計基準対象施設としてサプレッション・チェンバ内の異物による残留熱除去系ポンプ A，残留熱除去系熱交換器 A，格納容器スプレイノズル等下流の系
統内機器の機能低下を防止することを目的に設置する。
・重大事故等対処設備

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-7 R1

重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち残留熱除去設備（残留熱除去系）として使用する
残留熱除去系ストレーナ A は以下の機能を有する。
残留熱除去系ストレーナ A は，設計基準事故対処設備が有する最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損（炉心の著しい損傷が発生する前に生じるものに限る。）を防止するため，最終ヒートシンクへ熱を輸送するために設置する。
系統構成は，サプレッション・チェンバの保有水を残留熱除去系ストレーナ A で異物をろ過し，残留熱除去系ポンプ A 及び残留熱除去系熱交換器 A を介してサプレッション・チェンバのプール水を冷却することにより，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損（炉心の著しい損傷が発生する前に生ずるものに限る。）を防止するため，最終ヒートシンクへ熱を輸送できる設計とする。
系統構成は，サプレッション・チェンバを水源とし，残留熱除去系ストレーナ A で異物をろ過し，残留熱除去系ポンプ A 及び残留熱除去系熱交換器 A を介して冷却されたサプレッショ
ン・チェンバのプール水を格納容器スプレイヘッダのノズルから原子炉格納容器内へスプレイ
することにより原子炉格納容器の破損（炉心の著しい損傷が発生する前に生じるものに限る。）
を防止するため，最終ヒートシンクへ熱を輸送できる設計とする。

重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧
注水系）として使用する残留熱除去系ストレーナ A は以下の機能を有する。
残留熱除去系ストレーナ A は，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損
傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，発電用原子炉を冷却するために設置する。
1

29

系統構成は，サプレッション・チェンバを水源とし，残留熱除去系ストレーナ A で異物をろ過し，残留熱除去系ポンプ A により残留熱除去系配管を介してサプレッション・チェンバのプ
ール水を原子炉圧力容器内に注水することで，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止できる設計とする。

重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（代替
循環冷却系）として使用する残留熱除去系ストレーナ A は以下の機能を有する。
残留熱除去系ストレーナ A は，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても原子炉格納容器の破損を防止するため，発電用原子炉を冷却するために設置する。
系統構成は，サプレッション・チェンバを水源とし，残留熱除去系ストレーナ A で異物をろ過し，故障等により機能を喪失した残留熱除去系ポンプ A を流路として使用し，代替循環冷却系ポンプ A により残留熱除去系熱交換器 A，代替循環冷却系配管を介してサプレッション・チ
ェンバのプール水を原子炉圧力容器に注水することで，原子炉格納容器の破損を防止できる設NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-7 R2計とする。
重大事故等時に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（格納容器スプレイ冷却系）として使用する残留熱除去系ストレーナ A は以下の機能を有する。
残留熱除去系ストレーナ A は，設計基準事故対処設備が有する原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために設置する。
系統構成は，サプレッション・チェンバを水源とし，残留熱除去系ストレーナ A で異物をろ過し，残留熱除去系ポンプ A により残留熱除去系熱交換器 A を介してサプレッション・チェン
バのプール水を格納容器スプレイヘッダのノズルから原子炉格納容器内へスプレイすること
により原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下できる設計とする。
重大事故等時に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（サプレッション・プール冷却系）として使用する残留熱除去系ストレーナ A は以下の機能を有する。
残留熱除去系ストレーナ A は，設計基準事故対処設備が有する原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために設置する。
系統構成は，サプレッション・チェンバの保有水を残留熱除去系ストレーナ A で異物をろ過し，残留熱除去系ポンプ A 及び残留熱除去系熱交換器 A を介してサプレッション・チェンバの230

プール水を冷却することにより原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下できる設計とする。
重大事故等時に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）として使用する残留熱除去系ストレーナ A は以下の機能を有する。
残留熱除去系ストレーナ A は，設計基準事故対処設備が有する原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために設置する。
系統構成は，サプレッション・チェンバを水源とし，残留熱除去系ストレーナ A で異物をろ過し，故障等により機能を喪失した残留熱除去系ポンプ A を流路として使用し，代替循環冷却系ポンプ A により残留熱除去系熱交換器 A，代替循環冷却系配管を介してサプレッション・チ
ェンバのプール水を格納容器スプレイヘッダのノズルから原子炉格納容器内へスプレイ及びサプレッション・チェンバへ注水することにより，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下できる設計とする。

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-7 R2

残留熱除去系ストレーナ A は，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の過圧による破損を防止するため，原子炉格納容器バウンダリを維持しながら原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために設置する。
系統構成は，サプレッション・チェンバを水源とし，残留熱除去系ストレーナ A で異物をろ過し，故障等により機能を喪失した残留熱除去系ポンプ A を流路として使用し，代替循環冷却系ポンプ A により残留熱除去系熱交換器 A，代替循環冷却系配管を介してサプレッション・チ
ェンバのプール水を格納容器スプレイヘッダのノズルから原子炉格納容器内へスプレイ及びサプレッション・チェンバへ注水することにより，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下できる設計とする。
残留熱除去系ストレーナ A は，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器のの破損を防止するため，溶融し，原子炉格納容器の下部に落下した炉心を冷却するために設置する。
系統構成は，サプレッション・チェンバを水源として，残留熱除去系ストレーナ A で異物をろ過し，故障等により機能を喪失した残留熱除去系ポンプ A を流路として使用し，代替循環冷却系ポンプ A により残留熱除去系熱交換器 A，代替循環冷却系配管を介してサプレッション・
チェンバのプール水を原子炉圧力容器に注水することにより，溶融炉心を冷却し，ペデスタル（ドライウェル部）への落下を遅延又は防止できる設計とする。
1.

容量の設定根拠
設計基準対象施設として使用する残留熱除去系ストレーナ A の容量は，残留熱除去系ポンプ

A の容量に合わせ，

m3/h/組以上とする。

残留熱除去系ストレーナ A を重大事故等時において使用する場合の容量は，重大事故等時における残留熱除去系ポンプ A の容量 1691.9 m3/h/個及び重大事故等時における代替循環冷却系

331

ポンプ A の容量 250 m3/h/個を考慮し，m3/h/組以上とする。
m3/h/組とする。

公称値については要求される容量と同じ
2.

最高使用圧力の設定根拠
残留熱除去系ストレーナ A は，その機能及び構造上耐圧機能を必要としないため最高使用
圧力は設定されないが，ここではサプレッション・チェンバの最高使用圧力と同じ 0.310 MPaとする。
残留熱除去系ストレーナ A を重大事故等時において使用する場合の圧力についても，設計基準対象施設として使用する場合と同様に設定されないが，ここでは重大事故等対策の有効性評価解析（原子炉設置変更許可申請書添付書類十）において，残留熱除去系の使用時におけるサプレッション・チェンバの圧力が最大となる事故シーケンスグループである全交流動
力電源喪失（長期ＴＢ）で 0.279 MPa 及び代替循環冷却系の使用時におけるサプレッション・
チェンバの圧力が最大となる事故シーケンスグループである高圧溶融物放出／格納容器雰

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-7 R2

囲気直接加熱で 0.465 MPa であることから，それを上回る 0.493 MPa とする。
3.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する残留熱除去系ストレーナ A の最高使用温度は，サプレッ
ション・チェンバの最高使用温度と同じ 104.5 ℃とする。
残留熱除去系ストレーナ A を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等対策の有効性評価解析（原子炉設置変更許可申請書添付書類十）において残留熱除去系の使用時におけるサプレッション・チェンバのプール水の温度が最大となる事故シーケンスグルー
プである全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）で 138 ℃及び代替循環冷却系の使用時におけるサプレッション・チェンバのプール水の温度が最大となる事故シーケンスグループである高圧
溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱で 119 ℃であることから，それを上回る 148 ℃とする。

4.

個数の設定根拠
残留熱除去系ストレーナ A は，設計基準対象施設としてサプレッション・チェンバ内の異物をろ過するために必要な個数である 2 個 1 組を設置する。
残留熱除去系ストレーナ A は，設計基準対象施設として 2 個 1 組設置しているものを重大事故等対処設備として使用する。

4

32

名
容

称
量

残留熱除去系ストレーナ B
m3/h/組最 高 使 用 圧 力

MPa－［0.310，0.493］

最 高 使 用 温 度℃

104.5，148

個

－

2

数

【設定根拠】（概要）
・設計基準対象施設
残留熱除去系ストレーナ B は，設計基準対象施設としてサプレッション・チェンバ内の異物による残留熱除去系ポンプ B，残留熱除去系熱交換器 B，格納容器スプレイノズル等下流の系
統内機器の機能低下を防止することを目的に設置する。
・重大事故等対処設備
重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち残留熱除去設備（残留熱除去系）として使用する

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-7 R2

残留熱除去系ストレーナ B は以下の機能を有する。
残留熱除去系ストレーナ B は，設計基準事故対処設備が有する最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損（炉心の著しい損傷が発生する前に生ずるものに限る。）を防止するため，最終ヒートシンクへ熱を輸送するために設置する。
系統構成は，サプレッション・チェンバの保有水を残留熱除去系ストレーナ B で異物をろ過し，残留熱除去系ポンプ B 及び残留熱除去系熱交換器 B を介してサプレッション・チェンバのプール水を冷却することにより，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損（炉心の著しい損傷が発生する前に生じるものに限る。）を防止するため，最終ヒートシンクへ熱を輸送できる設計とする。
系統構成は，サプレッション・チェンバを水源とし，残留熱除去系ストレーナ B で異物をろ過し，残留熱除去系ポンプ B 及び残留熱除去系熱交換器 B を介して冷却されたサプレッショ
ン・チェンバのプール水を格納容器スプレイヘッダのノズルから原子炉格納容器内へスプレイ
することにより原子炉格納容器の破損（炉心の著しい損傷が発生する前に生じるものに限る。）
を防止するため，最終ヒートシンクへ熱を輸送できる設計とする。

重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧
注水系）として使用する残留熱除去系ストレーナ B は以下の機能を有する。
残留熱除去系ストレーナ B は，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損
傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，発電用原子炉を冷却するために設置する。
系統構成は，サプレッション・チェンバを水源とし，残留熱除去系ストレーナ B で異物をろ533

過し，残留熱除去系ポンプ B により残留熱除去系配管を介してサプレッション・チェンバのプ
ール水を原子炉圧力容器内に注水することで，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止できる設計とする。

重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（代替
循環冷却系）として使用する残留熱除去系ストレーナ B は以下の機能を有する。
残留熱除去系ストレーナ B は，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても原子炉格納容器の破損を防止するため，発電用原子炉を冷却するために設置する。
系統構成は，サプレッション・チェンバを水源とし，残留熱除去系ストレーナ B で異物をろ過し，故障等により機能を喪失した残留熱除去系ポンプ B を流路として使用し，代替循環冷却系ポンプ B により残留熱除去系熱交換器 B，代替循環冷却系配管を介してサプレッション・チ
ェンバのプール水を原子炉圧力容器に注水することで，原子炉格納容器の破損を防止できる設NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-7 R2計とする。
重大事故等時に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（格納容器スプレイ冷却系）として使用する残留熱除去系ストレーナ B は以下の機能を有する。
残留熱除去系ストレーナ B は，設計基準事故対処設備が有する原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために設置する。
系統構成は，サプレッション・チェンバを水源とし，残留熱除去系ストレーナ B で異物をろ過し，残留熱除去系ポンプ B により残留熱除去系熱交換器 B を介してサプレッション・チェン
バのプール水を格納容器スプレイヘッダのノズルから原子炉格納容器内へスプレイすること
により原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下できる設計とする。
重大事故等時に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（サプレッション・プール冷却系）として使用する残留熱除去系ストレーナ B は以下の機能を有する。
残留熱除去系ストレーナ B は，設計基準事故対処設備が有する原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために設置する。
系統構成は，サプレッション・チェンバの保有水を残留熱除去系ストレーナ B で異物をろ過し，残留熱除去系ポンプ B 及び残留熱除去系熱交換器 B を介してサプレッション・チェンバのプール水を冷却することにより原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下できる設計とする。

634

重大事故等時に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）として使用する残留熱除去系ストレーナ B は以下の機能を有する。
残留熱除去系ストレーナ B は，設計基準事故対処設備が有する原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために設置する。
系統構成は，サプレッション・チェンバを水源とし，残留熱除去系ストレーナ B で異物をろ過し，故障等により機能を喪失した残留熱除去系ポンプ B を流路として使用し，代替循環冷却系ポンプ B により残留熱除去系熱交換器 B，代替循環冷却系配管を介してサプレッション・チ
ェンバのプール水を格納容器スプレイヘッダのノズルから原子炉格納容器内へスプレイ及びサプレッション・チェンバへ注水することにより，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下できる設計とする。
残留熱除去系ストレーナ B は，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の過圧による破損を防止するため，原子炉格納容器バウンダリを維持しながら原子炉格納容器内

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-7 R2の圧力及び温度を低下させるために設置する。
系統構成は，サプレッション・チェンバを水源とし，残留熱除去系ストレーナ B で異物をろ過し，故障等により機能を喪失した残留熱除去系ポンプ B を流路として使用し，代替循環冷却系ポンプ B により残留熱除去系熱交換器 B，代替循環冷却系配管を介してサプレッション・チ
ェンバのプール水を格納容器スプレイヘッダのノズルから原子炉格納容器内へスプレイ及びサプレッション・チェンバへ注水することにより，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下できる設計とする。
残留熱除去系ストレーナ B は，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，溶融し，原子炉格納容器の下部に落下した炉心を冷却するために設置する。
系統構成は，サプレッション・チェンバを水源として，残留熱除去系ストレーナ B で異物をろ過し，故障等により機能を喪失した残留熱除去系ポンプ B を流路として使用し，代替循環冷却系ポンプ B により残留熱除去系熱交換器 B，代替循環冷却系配管を介してサプレッション・
チェンバのプール水を原子炉圧力容器に注水することにより，溶融炉心を冷却し，ペデスタル（ドライウェル部）への落下を遅延又は防止できる設計とする。
1.

容量の設定根拠
設計基準対象施設として使用する残留熱除去系ストレーナ B の容量は，残留熱除去系ポンプ

B の容量に合わせ，

m3/h/組以上とする。

残留熱除去系ストレーナ B を重大事故等時において使用する場合の容量は，重大事故等時における残留熱除去系ポンプ B の容量 1691.9 m3/h/個及び重大事故等時における代替循環冷却系
ポンプ B の容量 250 m3/h/個を考慮し，m3/h/組以上とする。

735

m3/h/組とする。

公称値については要求される容量と同じ
2.

最高使用圧力の設定根拠
残留熱除去系ストレーナ B は，その機能及び構造上耐圧機能を必要としないため最高使用
圧力は設定されないが，ここではサプレッション・チェンバの最高使用圧力と同じ 0.310 MPaとする。
残留熱除去系ストレーナ B を重大事故等時において使用する場合の圧力についても，設計基準対象施設として使用する場合と同様に設定されないが，ここでは重大事故等対策の有効性評価解析（原子炉設置変更許可申請書添付書類十）において，残留熱除去系の使用時におけるサプレッション・チェンバの圧力が最大となる事故シーケンスグループである全交流動
力電源喪失（長期ＴＢ）で 0.279 MPa 及び代替循環冷却系の使用時におけるサプレッション・
チェンバの圧力が最大となる事故シーケンスグループである高圧溶融物放出／格納容器雰

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-7 R2

囲気直接加熱で 0.465 MPa であることから，それを上回る 0.493 MPa とする。

3.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する残留熱除去系ストレーナ B の最高使用温度は，サプレッ
ション・チェンバの最高使用温度と同じ 104.5 ℃とする。
残留熱除去系ストレーナ B を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等対策の有効性評価解析（原子炉設置変更許可申請書添付書類十）において残留熱除去系の使用時におけるサプレッション・チェンバのプール水の温度が最大となる事故シーケンスグルー
プである全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）で 138 ℃及び代替循環冷却系の使用時におけるサプレッション・チェンバのプール水の温度が最大となる事故シーケンスグループである高圧
溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱で 119 ℃であることから，それを上回る 148 ℃とする。

4.

個数の設定根拠
残留熱除去系ストレーナ B は，設計基準対象施設としてサプレッション・チェンバ内の異物をろ過するために必要な個数である 2 個 1 組を設置する。
残留熱除去系ストレーナ B は，設計基準対象施設として 2 個 1 組設置しているものを重大事故等対処設備として使用する。

8

36

名
容

称
量

残留熱除去系ストレーナ C
m3/h/組最 高 使 用 圧 力

MPa－［0.310，0.493］

最 高 使 用 温 度℃

104.5，148

個

－

2

数

【設定根拠】（概要）
・設計基準対象施設
残留熱除去系ストレーナ C は，設計基準対象施設としてサプレッション・プール内の異物による残留熱除去系ポンプ C 等下流の系統内機器の機能低下を防止することを目的に設置する。
・重大事故等対処設備
重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-7 R2注水系）として使用する残留熱除去系ストレーナ C は以下の機能を有する。
残留熱除去系ストレーナ C は，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損
傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，発電用原子炉を冷却するために設置する。
系統構成は，サプレッション・チェンバを水源とし，残留熱除去系ストレーナ C で異物をろ過し，残留熱除去系ポンプ C により残留熱除去系配管を介してサプレッション・チェンバのプ
ール水を原子炉圧力容器内に注水することで，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止できる設計とする。
1.

容量の設定根拠
設計基準対象施設として使用する残留熱除去系ストレーナ C の容量は，残留熱除去系ポン
プ C の容量に合わせ，

m3/h/組以上とする。

残留熱除去系ストレーナ C を重大事故等時において使用する場合の容量は，重大事故等時における残留熱除去系ポンプ C の容量 1691.9 m3/h/個に合わせ，

m3/h/組以上とする。
m3/h/組とする。

公称値については要求される容量と同じ
2.

最高使用圧力の設定根拠
残留熱除去系ストレーナ C は，その機能及び構造上耐圧機能を必要としないため最高使用
圧力は設定されないが，ここではサプレッション・チェンバの最高使用圧力と同じ 0.310 MPa
とする。

9

37

残留熱除去系ストレーナ C を重大事故等時において使用する場合の圧力についても，設計基準対象施設として使用する場合と同様に設定されないが，ここでは重大事故等対策の有効性評価解析（原子炉設置変更許可申請書添付書類十）において，残留熱除去系の使用時におけるサプレッション・チェンバの圧力が最大となる事故シーケンスグループである全交流動
力電源喪失（長期ＴＢ）で 0.279 MPa であることから，それを上回る 0.493 MPa とする。
3.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する残留熱除去系ストレーナ C の最高使用温度は，サプレッ
ション・チェンバの最高使用温度と同じ 104.5 ℃とする。
残留熱除去系ストレーナ C を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等対策の有効性評価解析（原子炉設置変更許可申請書添付書類十）において残留熱除去系の使用時におけるサプレッション・チェンバのプール水の温度が最大となる事故シーケンスグルー
プである全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）で 138 ℃であることから，それを上回る 148 ℃

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-7 R1E

とする。
4.

個数の設定根拠
残留熱除去系ストレーナ C は，設計基準対象施設としてサプレッション・チェンバ内の異物をろ過するために必要な個数である 2 個 1 組を設置する。
残留熱除去系ストレーナ C は，設計基準対象施設として 2 個 1 組設置しているものを重大事故等対処設備として使用する。

1038

Ⅴ-1-1-4-3-8 設定根拠に関する説明書

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-8 R0（残留熱除去系 安全弁及び逃がし弁）

39

名
吹

出

圧

個

称

E12-F005

力

MPa

1.52

数

－

1

【設定根拠】（概要）
E12-F005 は，主配管「原子炉停止時冷却系配管分岐点～残留熱除去系ポンプ A 吸込管合流点」上に設置する逃がし弁である。
E12-F005 は，設計基準対象施設として，主配管「原子炉停止時冷却系配管分岐点～残留熱除去系ポンプ A 吸込管合流点」の圧力が，最高使用圧力になった場合に開動作して最高使用圧力以下に維持するために設置する。
重大事故等対処設備としては，主配管「原子炉停止時冷却系配管分岐点～残留熱除去系ポン

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-8 R0

プ A 吸込管合流点」の重大事故等時における圧力が使用圧力になった場合に開動作して最高使用圧力以下に維持するために設置する。
1.

吹出圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する E12-F005 の吹出圧力は，当該逃がし弁が設けられている主配管の最高使用圧力と同じ 1.52 MPa とする。
E12-F005 を重大事故等時において使用する場合の吹出圧力は，重大事故等時における当該
逃がし弁が設けられている主配管の使用圧力と同じ 1.52 MPa とする。

2.

個数の設定根拠
E12-F005 は，設計基準対象施設として主配管「原子炉停止時冷却系配管分岐点～残留熱除去系ポンプ A 吸込管合流点」の圧力を最高使用圧力以下に維持するために必要な個数である
1 個を設置する。
重大事故等対処設備として使用する E12-F005 は，設計基準対象施設と同様の使用方法であるため，設計基準対象施設として 1 個設置しているものを重大事故等対処設備として使用
する。

40

名
吹

出

圧

個

称

E12-F025A

力

MPa

3.45

数

－

1

【設定根拠】（概要）
E12-F025A は，主配管「A 系統サプレッション・チェンバスプレイ配管分岐点～A 系統代替循
環冷却系テスト配管合流点」上に設置する逃がし弁である。
E12-F025A は，設計基準対象施設として，主配管「A 系統サプレッション・チェンバスプレイ
配管分岐点～A 系統代替循環冷却系テスト配管合流点」の圧力が，最高使用圧力になった場合に開動作して最高使用圧力以下に維持するために設置する。
重大事故等対処設備としては，主配管「A 系統サプレッション・チェンバスプレイ配管分岐

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-8 R0

点～A 系統代替循環冷却系テスト配管合流点」の重大事故等時における圧力が使用圧力になった場合に開動作して使用圧力以下に維持するために設置する。
1.

吹出圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する E12-F025A の吹出圧力は，当該逃がし弁が設けられている主配管の最高使用圧力と同じ 3.45 MPa とする。
E12-F025A を重大事故等時において使用する場合の吹出圧力は，重大事故等時における当該逃がし弁が設けられている主配管の使用圧力と同じ 3.45 MPa とする。

2.

個数の設定根拠
E12-F025A は，設計基準対象施設として主配管「A 系統サプレッション・チェンバスプレ
イ配管分岐点～A 系統代替循環冷却系テスト配管合流点」の圧力を最高使用圧力以下に維持するために必要な個数である 1 個を設置する。
重大事故等対処設備として使用する E12-F025A は，設計基準対象施設と同様の使用方法であるため，設計基準対象施設として 1 個設置しているものを重大事故等対処設備として使用
する。

41

名
吹

出

圧

個

称

E12-F025B

力

MPa

3.45

数

－

1

【設定根拠】（概要）
E12-F025B は，主配管「B 系統低圧注水系配管分岐点～B 系統代替循環冷却系テスト配管合流点」上に設置する逃がし弁である。
E12-F025B は，設計基準対象施設として，主配管「B 系統低圧注水系配管分岐点～B 系統代替
循環冷却系テスト配管合流点」の圧力が，最高使用圧力になった場合に開動作して最高使用圧
力以下に維持するために設置する。
重大事故等対処設備としては，主配管「B 系統低圧注水系配管分岐点～B 系統代替循環冷却NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-8 R0

系テスト配管合流点」の重大事故等時における圧力が使用圧力になった場合に開動作して最高使用圧力以下に維持するために設置する。
1.

吹出圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する E12-F025B の吹出圧力は，当該逃がし弁が設けられている主配管の最高使用圧力と同じ 3.45 MPa とする。
E12-F025B を重大事故等時において使用する場合の吹出圧力は，重大事故等時における当該逃がし弁が設けられている主配管の使用圧力と同じ 3.45 MPa とする。

2.

個数の設定根拠
E12-F025B は，設計基準対象施設として主配管「B 系統低圧注水系配管分岐点～B 系統代替
循環冷却系テスト配管合流点」の圧力を最高使用圧力以下に維持するために必要な個数である 1 個を設置する。
重大事故等対処設備として使用する E12-F025B は，設計基準対象施設と同様の使用方法であるため，設計基準対象施設として 1 個設置しているものを重大事故等対処設備として使用
する。

42

名
吹

出

圧

個

称

E12-F025C

力

MPa

3.45

数

－

1

【設定根拠】（概要）
E12-F025C は，主配管「低圧代替注水系残留熱除去配管 C 系合流点～C 系統低圧注水系配管
分岐点」上に設置する逃がし弁である。
E12-F025C は，設計基準対象施設として，主配管「低圧代替注水系残留熱除去配管 C 系合流点～C 系統低圧注水系配管分岐点」の圧力が，最高使用圧力になった場合に開動作して最高使用圧力以下に維持するために設置する。
重大事故等対処設備としては，主配管「低圧代替注水系残留熱除去配管 C 系合流点～C 系統

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-8 R0

低圧注水系配管分岐点」の重大事故等時における圧力が使用圧力になった場合に開動作して最高使用圧力以下に維持するために設置する。
1.

吹出圧力の設定根拠
設計基準対処設備として使用する E12-F025C の吹出圧力は，当該逃がし弁が設けられている主配管の最高使用圧力と同じ 3.45 MPa とする。
E12-F025C を重大事故等時において使用する場合の吹出圧力は，重大事故等時における当該逃がし弁が設けられている主配管の使用圧力と同じ 3.45 MPa とする。

2.

個数の設定根拠
E12-F025C は，設計基準対象施設として主配管「低圧代替注水系残留熱除去配管 C 系合流点～C 系統低圧注水系配管分岐点」の圧力を最高使用圧力以下に維持するために必要な個数である 1 個を設置する。
重大事故等対処設備として使用する E12-F025C は，設計基準対象施設と同様の使用方法であるため，設計基準対象施設として 1 個設置しているものを重大事故等対処設備として使用
する。

43

名
吹

出

圧

個

称

E12-FF028

力

MPa

8.62

数

－

1

【設定根拠】（概要）
E12-FF028 は，主配管「弁 E12-F009～弁 E12-F008」上に設置する逃がし弁である。
E12-FF028 は，設計基準対象施設として，主配管「弁 E12-F009～弁 E12-F008」の圧力が，最高使用圧力になった場合に開動作して最高使用圧力以下に維持するために設置する。
重大事故等対処設備としては，主配管「弁 E12-F009～弁 E12-F008」の重大事故等時における圧力が使用圧力になった場合に開動作して最高使用圧力以下に維持するために設置する。

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-8 R0E

1.

吹出圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する E12-FF028 の吹出圧力は，当該逃がし弁が設けられている主配管の最高使用圧力と同じ 8.62 MPa とする。
E12-FF028 を重大事故等時において使用する場合の吹出圧力は，重大事故等時における当該
逃がし弁が設けられている主配管の使用圧力と同じ 8.62 MPa とする。

2.

個数の設定根拠
E12-FF028 は，設計基準対象施設として主配管「弁 E12-F009～弁 E12-F008」の圧力を最高使用圧力以下に維持するために必要な個数である 1 個を設置する。
重大事故等対処設備として使用する E12-FF028 は，設計基準対象施設と同様の使用方法であるため，設計基準対象施設として 1 個設置しているものを重大事故等対処設備として使用する。

44

Ⅴ-1-1-4-3-9 設定根拠に関する説明書

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-9 R0（残留熱除去系 主要弁（常設））

45

名

称

E12-F008

最 高 使 用 圧 力

MPa

8.62

最 高 使 用 温 度

℃

302

個

－

1

数

【設定根拠】（概要）
E12-F008 は，原子炉冷却材再循環系配管と残留熱除去系配管を接続する配管に設置する原子炉
冷却材圧力バウンダリの隔離弁であり，設計基準対象施設として原子炉冷却材再循環系配管より原子炉冷却材を残留熱除去系ポンプへ送水するための流路として設置する。

1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する E12-F008 の最高使用圧力は，原子炉圧力容器の最高使用圧力と同じ 8.62 MPa とする。

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-9 R0

2.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する E12-F008 の最高使用温度は，原子炉圧力容器の最高使用温度と同じ 302 ℃とする。

3.

個数の設定根拠
設計基準対象施設として使用するE12-F008は，原子炉冷却材圧力バウンダリを形成する隔離弁として1個設置する。

1

46

名

称

E12-F053A，B

最 高 使 用 圧 力

MPa

10.69

最 高 使 用 温 度

℃

302

個

－

2

数

【設定根拠】（概要）
E12-F053A，B は，残留熱除去系配管と原子炉冷却材再循環系配管を接続する配管に設置する原子炉冷却材圧力バウンダリの隔離弁であり，設計基準対象施設として残留熱除去系熱交換器で冷却した原子炉冷却材を原子炉冷却材再循環系配管を介して原子炉圧力容器へ戻すための流路として設置する。

1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する E12-F053A，B の最高使用圧力は，原子炉圧力容器の最高NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-9 R0E

使用圧力 8.62 MPa 及び残留熱除去系ポンプの吐出圧力 3.50 MPa を考慮し，10.69 MPa とする。
2.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する E12-F053A，B の最高使用温度は，原子炉圧力容器の最高
使用温度と同じ 302 ℃とする。

3.

個数の設定根拠
設計基準対象施設として使用するE12-F053A，Bは，原子炉冷却材圧力バウンダリを形成する隔離弁として，原子炉冷却材再循環系と接続する残留熱除去系A及びBにそれぞれ1個とし，合計2個設置する。

247

Ⅴ-1-1-4-3-10 設定根拠に関する説明書

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R0（残留熱除去系 主配管（常設））48残留熱除去系ストレーナ A
名称～
サプレッション・チェンバ

最 高 使 用 圧 力

MPa［0.310，0.493］

最 高 使 用 温 度℃

104.5，148

外

mm

径

【設定根拠】（概要）
本配管は，残留熱除去系ストレーナ A からサプレッション・チェンバを接続する配管であり，設計基準対象施設として，残留熱除去系ポンプ A へサプレッション・チェンバのプール水を供給するために設置する。
重大事故等対処設備としては，残留熱除去系ポンプ A 及び代替循環冷却系ポンプ A へサプレ

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1ッション・チェンバのプール水を供給するために設置する。
1. 最高使用圧力の設定根拠
本配管は，その機能及び構造上耐圧機能を必要としないため最高使用圧力は設定されていな
いが，ここではサプレッション・チェンバの最高使用圧力と同じ 0.310 MPa とする。
本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力についても，設計基準対象施設として使用する場合と同様に設定されないが，ここでは重大事故時等におけるサプレッション・チェン
バの使用圧力と同じ 0.493 MPa とする。
2.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，残留熱除去系ストレーナの最高使用温度と同じ 104.5 ℃とする。
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
ストレーナの使用温度と同じ 148 ℃とする。
3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，使用するポンプの中で容量が最大となる重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径は，メーカ社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計
基準対象施設の外径と同仕様で設計し，mm とする。

149

残留熱除去系ストレーナ B
名称～
サプレッション・チェンバ

最 高 使 用 圧 力

MPa［0.310，0.493］

最 高 使 用 温 度℃

104.5，148

外

mm

径

【設定根拠】（概要）
本配管は，残留熱除去系ストレーナ B からサプレッション・チェンバを接続する配管であり，設計基準対象施設として，残留熱除去系ポンプ B へサプレッション・チェンバのプール水を供給するために設置する。
重大事故等対処設備としては，残留熱除去系ポンプ B 及び代替循環冷却系ポンプ B へサプレ

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1ッション・チェンバのプール水を供給するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
本配管は、その機能及び構造上耐圧機能を必要としないため最高使用圧力は設定されていな

いが，ここではサプレッション・チェンバの最高使用圧力と同じ 0.310 MPa とする。
本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力についても，設計基準対象施設として使用する場合と同様に設定されないが，ここでは重大事故時等におけるサプレッション・チェン
バの使用圧力と同じ 0.493 MPa とする。
2.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，残留熱除去系ストレーナの最高使用温度と同じ 104.5 ℃とする。
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
ストレーナの使用温度と同じ 148 ℃とする。
3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，使用するポンプの中で容量が最大となる重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径は，メーカ社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計
基準対象施設の外径と同仕様で設計し，mm とする。

250

残留熱除去系ストレーナ C
名称～
サプレッション・チェンバ

最 高 使 用 圧 力

MPa［0.310，0.493］

最 高 使 用 温 度℃

104.5，148

外

mm

径

【設定根拠】（概要）
本配管は，残留熱除去系ストレーナ C からサプレッション・チェンバを接続する配管であり，設計基準対象施設及び重大事故等対処設備として，残留熱除去系ポンプ C へサプレッショ
ン・チェンバのプール水を供給するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

本配管は、その機能及び構造上耐圧機能を必要としないため最高使用圧力は設定されていな
いが，ここではサプレッション・チェンバの最高使用圧力と同じ 0.310 MPa とする。
本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力についても，設計基準対象施設として使用する場合と同様に設定されないが，ここでは重大事故時等におけるサプレッション・チェン
バの使用圧力と同じ 0.493 MPa とする。
2.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，残留熱除去系ストレーナの最高使用温度と同じ 104.5 ℃とする。
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
ストレーナの使用温度と同じ 148 ℃とする。
3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径は，メーカ社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計基準対象施設の外径と同仕様で設計し，mm とする。

351

サプレッション・チェンバ
名称～
弁 E12-F004A

最 高 使 用 圧 力

MPa

0.86

最 高 使 用 温 度℃

100，148

外

mm

609.6

径

【設定根拠】（概要）
本配管は，サプレッション・チェンバから弁 E12-F004A を接続する配管であり，設計基準対象施設として，残留熱除去系ポンプ A へサプレッション・チェンバのプール水を供給するために設置する。
重大事故等対処設備としては，残留熱除去系ポンプ A 及び代替循環冷却系ポンプ A へサプレ

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1ッション・チェンバのプール水を供給するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，サプレッション・チェンバの最高使用圧力が 0.310 MPa であるため，それを上回る 0.86 MPa とする。
本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，当該配管を使用する重大事故時におけるサプレッション・チェンバの使用圧力が 0.493 MPa であるため，それを上回る 0.86 MPaとする。
2. 最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，昭和 48 年 4 月 9 日付け 47 公第12076 号にて認可された工事計画の添付書類「Ⅲ-2-1 原子炉格納容器の設計条件に関する説
明書」において原子炉冷却材喪失時の原子炉格納容器の応答解析でのサプレッション・チェン
バの最高温度が℃となることから，それを上回る 100 ℃とする。

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
ストレーナ A の使用温度と同じ 148 ℃とする。
3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，使用するポンプの中で容量が最大となる重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径は，メーカ社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計
基準対象施設の外径と同仕様で設計し，609.6 mm とする。

452

弁 E12-F004A
名称～
残留熱除去系ポンプ A 吸込管合流点

最 高 使 用 圧 力

MPa

1.52

最 高 使 用 温 度

℃

174

外

mm

609.6

径

【設定根拠】（概要）
本配管は，弁 E12-F004A から残留熱除去系ポンプ A 吸込管合流点を接続する配管であり，設計基準対象施設として，残留熱除去系ポンプ A へサプレッション・チェンバのプール水を供給するために設置する。
重大事故等対処設備としては，残留熱除去系ポンプ A 及び代替循環冷却系ポンプ A へサプレ

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1ッション・チェンバのプール水を供給するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，主配管「原子炉停止時冷却系配管分岐点～残留熱除去系ポンプ A 吸込管合流点」の最高使用圧力と同じ 1.52 MPa とする。
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主配管「原子炉停止時冷却系配管分岐点～残留熱除去系ポンプ A 吸込管合流点」の使用圧力と同じ 1.52 MPa

とする。
2.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，主配管「原子炉停止時冷却系配管分岐点～残留熱除去系ポンプ A 吸込管合流点」の最高使用温度と同じ 174 ℃とする。
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主配管「原子炉停止時冷却系配管分岐点～残留熱除去系ポンプ A 吸込管合流点」の使用温度と同じ 174 ℃
とする。

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，使用するポンプの中で容量が最大となる重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径は，メーカ社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計
基準対象施設の外径と同仕様で設計し，609.6 mm とする。

553

残留熱除去系ポンプ A 吸込管合流点
名称～
残留熱除去系ポンプ A

最 高 使 用 圧 力

MPa

1.52

最 高 使 用 温 度

℃

174

外

mm

609.6

径

【設定根拠】（概要）
本配管は，残留熱除去系ポンプ A 吸込管合流点から残留熱除去系ポンプ A を接続する配管であり，設計基準対象施設として，残留熱除去系ポンプ A へサプレッション・チェンバのプール
水を供給するため，原子炉停止時冷却モード運転時に原子炉圧力容器から残留熱除去系ポンプ
A へ原子炉冷却材を供給するため及び燃料プール冷却機能として残留熱除去系ポンプ A へ燃料
プール水を供給するために設置する。

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

重大事故等対処設備としては，残留熱除去系ポンプ A 及び代替循環冷却系ポンプ A へサプレッション・チェンバのプール水を供給するため及び原子炉停止時冷却モード運転時に原子炉圧力容器から残留熱除去系ポンプ A へ原子炉冷却材を供給するために設置する。
1. 最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，主配管「原子炉停止時冷却系配管分岐点～残留熱除去系ポンプ A 吸込管合流点」の最高使用圧力と同じ 1.52 MPa とする。
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主配管「原子炉停止時冷却系配管分岐点～残留熱除去系ポンプ A 吸込管合流点」の使用圧力と同じ 1.52 MPaとする。
2． 最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，主配管「原子炉停止時冷却系配管分岐点～残留熱除去系ポンプ A 吸込管合流点」の最高使用温度と同じ 174 ℃とする。
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主配管「原子炉停止時冷却系配管分岐点～残留熱除去系ポンプ A 吸込管合流点」の使用温度と同じ 174 ℃とする。
3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，使用するポンプの中で容量が最大となる重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径は，メーカ社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計6

54

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

基準対象施設の外径と同仕様で設計し，609.6 mm とする。

755

サプレッション・チェンバ
名称～
弁 E12-F004B

最 高 使 用 圧 力

MPa

0.86

最 高 使 用 温 度℃

100，148

外

mm

609.6

径

【設定根拠】（概要）
本配管は，サプレッション・チェンバから弁 E12-F004B を接続する配管であり，設計基準対象施設として，残留熱除去系ポンプ B へサプレッション・チェンバのプール水を供給するために設置する。
重大事故等対処設備としては，残留熱除去系ポンプ B 及び代替循環冷却系ポンプ B へサプレ

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1ッション・チェンバのプール水を供給するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，サプレッション・チェンバの最高使用圧力が 0.310 MPa であるため，それを上回る 0.86 MPa とする。
本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，当該配管を使用する重大事故時におけるサプレッション・チェンバの使用圧力が 0.493 MPa であるため，それを上回る 0.86 MPaとする。
2.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，昭和 48 年 4 月 9 日付け 47 公第12076 号にて認可された工事計画の添付書類「Ⅲ-2-1 原子炉格納容器の設計条件に関する説
明書」において原子炉冷却材喪失時の原子炉格納容器の応答解析でのサプレッション・チェン
バの最高温度が℃となることから，それを上回る 100 ℃とする。

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
ストレーナの使用温度と同じ 148 ℃とする。
3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，使用するポンプの中で容量が最大となる重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径は，メーカ社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計
基準対象施設の外径と同仕様で設計し，609.6 mm とする。

856

弁 E12-F004B
名称～
残留熱除去系ポンプ B 吸込管合流点

最 高 使 用 圧 力

MPa

1.52

最 高 使 用 温 度

℃

174

外

mm

609.6

径

【設定根拠】（概要）
本配管は，弁 E12-F004B から残留熱除去系ポンプ B 吸込管合流点を接続する配管であり，設計基準対象施設として，残留熱除去系ポンプ B へサプレッション・チェンバのプール水を供給するために設置する。
重大事故等対処設備としては，残留熱除去系ポンプ B 及び代替循環冷却系ポンプ B へサプレ

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1ッション・チェンバのプール水を供給するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，主配管「原子炉停止時冷却系配管分岐点～残留熱除去系ポンプ B 吸込管合流点」の最高使用圧力と同じ 1.52 MPa とする。
本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，重大事故時における主配管「原子炉停止時冷却系配管分岐点～残留熱除去系ポンプ B 吸込管合流点」の使用圧力と同じ 1.52 MPa
とする。

2.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，主配管「原子炉停止時冷却系配管分岐点～残留熱除去系ポンプ B 吸込管合流点」の最高使用温度と同じ 174 ℃とする。
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主配管「原子炉停止時冷却系配管分岐点～残留熱除去系ポンプ B 吸込管合流点」の使用温度と同じ 174 ℃
とする。

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，使用するポンプの中で容量が最大となる重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径は，メーカ社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計
基準対象施設の外径と同仕様で設計し，609.6 mm とする。

957

残留熱除去系ポンプ B 吸込管合流点
名称～
残留熱除去系ポンプ B

最 高 使 用 圧 力

MPa

1.52

最 高 使 用 温 度

℃

174

外

mm

609.6

径

【設定根拠】（概要）
本配管は，残留熱除去系ポンプ B 吸込管合流点から残留熱除去系ポンプ B を接続する配管であり，設計基準対象施設として，残留熱除去系ポンプ B へサプレッション・チェンバのプール
水を供給するため，原子炉停止時冷却モード運転時に原子炉圧力容器から残留熱除去系ポンプ
B へ原子炉冷却材を供給するため及び燃料プール冷却機能として残留熱除去系ポンプ A へ燃料
プール水を供給するために設置する。

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

重大事故等対処設備としては，残留熱除去系ポンプ B 及び代替循環冷却系ポンプ B へサプレッション・チェンバのプール水を供給するため及び原子炉停止時冷却モード運転時に原子炉圧力容器から残留熱除去系ポンプ B へ原子炉冷却材を供給するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，主配管「原子炉停止時冷却系配管分岐点～残留熱除去系ポンプ B 吸込管合流点」の最高使用圧力と同じ 1.52 MPa とする。
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主配管「原子炉停止時冷却系配管分岐点～残留熱除去系ポンプ B 吸込管合流点」の使用圧力と同じ 1.52 MPa
とする。

2.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，主配管「原子炉停止時冷却系配管分岐点～残留熱除去系ポンプ B 吸込管合流点」の最高使用温度と同じ 174 ℃とする。
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主配管「原子炉停止時冷却系配管分岐点～残留熱除去系ポンプ A 吸込管合流点」の使用温度と同じ 174 ℃
とする。

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，使用するポンプの中で容量が最大となる重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径は，メーカ社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計1058

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

基準対象施設の外径と同仕様で設計し，609.6 mm とする。

1159

再循環系ポンプ吸込管分岐点
名称～
弁 E12-F009

最 高 使 用 圧 力

MPa

8.62

最 高 使 用 温 度

℃

302

外

mm

508.0

径

【設定根拠】（概要）
本配管は，再循環系ポンプ吸込管分岐点から弁 E12-F009 を接続する配管であり，設計基準
対象施設及び重大事故等対処設備として，原子炉停止時冷却モード運転時に原子炉圧力容器から残留熱除去系ポンプへ原子炉冷却材を供給するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，原子炉圧力容器の最高使用圧力と同じ 8.62 MPa とする。
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原子炉圧力容器の使用圧力と同じ 8.62 MPa とする。

2.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，原子炉圧力容器の最高使用温度と同じ 302 ℃とする。
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原子炉圧力容器の使用温度と同じ 302 ℃とする。

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径は，メーカ社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計基準対象施設の外径と同仕様で設計し，508.0 mmとする。

1260

弁 E12-F009
名称～
弁 E12-F008

最 高 使 用 圧 力

MPa

8.62

最 高 使 用 温 度

℃

302

外

mm

508.0

径

【設定根拠】（概要）
本配管は，弁 E12-F009 から弁 E12-F008 を接続する配管であり，設計基準対象施設及び重大事故等対処設備として，原子炉停止時冷却モード運転時に原子炉圧力容器から残留熱除去系ポンプへ原子炉冷却材を供給するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，原子炉圧力容器の最高使用圧力と同じ 8.62 MPa とする。
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原子炉圧力容器の使用圧力と同じ 8.62 MPa とする。

2.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，原子炉圧力容器の最高使用温度と同じ 302 ℃とする。
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原子炉圧力容器の使用温度と同じ 302 ℃とする。

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径は，メーカ社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計基準対象施設の外径と同仕様で設計し，508.0 mmとする。

1361

弁 E12-F008
名称～
原子炉停止時冷却系配管分岐点

最 高 使 用 圧 力

MPa

1.52

最 高 使 用 温 度

℃

174

外

mm

508.0，609.6

径【設定根拠】（概要）
本配管は，弁 E12-F008 から原子炉停止時冷却系配管分岐点を接続する配管であり，設計基
準対象施設として，原子炉停止時冷却モード運転時に原子炉圧力容器から残留熱除去系ポンプ
へ原子炉冷却材を供給するため及び燃料プール冷却機能として残留熱除去系ポンプへ使用済
燃料プール水を供給するために設置する。
重大事故等対処設備としては，原子炉停止時冷却モード運転時に原子炉圧力容器から残留熱
NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

除去系ポンプへ原子炉冷却材を供給するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，原子炉停止時冷却モード使用開始時の原子炉圧力が 0.94 MPa 以下であるため，それを上回る 1.52 MPa とする。
本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，設計基準対象施設と同様の使用方法であるため，設計基準対象施設と同仕様で設計し，1.52 MPa とする。
2.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，原子炉停止時冷却モード運転時の原子炉冷却材温度℃を上回る 174 ℃とする。

本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，設計基準対象施設と同様の使用方法であるため，設計基準対象施設と同仕様で設計し，174 ℃とする。
3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径は，メーカ社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計基準対象施設の外径と同仕様で設計し，508.0 mm，609.6 mmとする。

1462

原子炉停止時冷却系配管分岐点
名称～
残留熱除去系ポンプ A 吸込管合流点

最 高 使 用 圧 力

MPa

1.52

最 高 使 用 温 度

℃

174

外

mm

457.2，609.6

径【設定根拠】（概要）
本配管は，原子炉停止時冷却系配管分岐点から残留熱除去系ポンプ A 吸込管合流点を接続する配管であり，設計基準対象施設として，原子炉停止時冷却モード運転時に原子炉圧力容器から残留熱除去系ポンプへ原子炉冷却材を供給するため及び燃料プール冷却機能として残留熱除去系ポンプ A へ使用済燃料プール水を供給するために設置する。
重大事故等対処設備としては，原子炉停止時冷却モード運転時に原子炉圧力容器から残留熱
NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

除去系ポンプへ原子炉冷却材を供給するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，主配管「弁 E12-F008～原子炉
停止時冷却系配管分岐点」の最高使用圧力と同じ 1.52 MPa とする。
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主配管「弁E12-F008～原子炉停止時冷却系配管分岐点」の使用圧力と同じ 1.52 MPa とする。

2.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，主配管「弁 E12-F008～原子炉
停止時冷却系配管分岐点」の最高使用温度と同じ 174 ℃とする。
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主配管「弁E12-F008～原子炉停止時冷却系配管分岐点」の使用温度と同じ 174 ℃とする。

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径は，メーカ社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計基準対象施設の外径と同仕様で設計し，457.2 mm，609.6 mm とする。

1563

原子炉停止時冷却系配管分岐点
名称～
残留熱除去系ポンプ B 吸込管合流点

最 高 使 用 圧 力

MPa

1.52

最 高 使 用 温 度

℃

174

外

mm

457.2

径

【設定根拠】（概要）
本配管は，原子炉停止時冷却系配管分岐点から残留熱除去系ポンプ B 吸込管合流点を接続する配管であり，設計基準対象施設として，原子炉停止時冷却モード運転時に原子炉圧力容器から残留熱除去系ポンプへ原子炉冷却材を供給するため及び燃料プール冷却機能として残留熱除去系ポンプ B へ使用済燃料プール水を供給するために設置する。
重大事故等対処設備としては，原子炉停止時冷却モード運転時に原子炉圧力容器から残留熱
NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

除去系ポンプへ原子炉冷却材を供給するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，主配管「弁 E12-F008～原子炉
停止時冷却系配管分岐点」の最高使用圧力と同じ 1.52 MPa とする。
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主配管「弁E12-F008～原子炉停止時冷却系配管分岐点」の使用圧力と同じ 1.52 MPa とする。

2.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，主配管「弁 E12-F008～原子炉
停止時冷却系配管分岐点」の最高使用温度と同じ 174 ℃とする。
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主配管「弁E12-F008～原子炉停止時冷却系配管分岐点」の使用温度と同じ 174 ℃とする。

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径は，メーカ社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計基準対象施設の外径と同仕様で設計し，457.2 mm とする。

1664

残留熱除去系ポンプ A
名称～
残留熱除去系熱交換器 A バイパス管分岐点

最

高

使

用

圧

力

MPa

3.45

最

高

使

用

温

度

℃

174

径

mm

355.6，457.2

外【設定根拠】（概要）

本配管は，残留熱除去系ポンプ A から残留熱除去系熱交換器 A バイパス管分岐点を接続する配管であり，設計基準対象施設として，残留熱除去系ポンプ A により原子炉冷却材又はサプレッション・チェンバのプール水を残留熱除去系熱交換器 A へ供給するために設置する。
重大事故等対処設備としては，残留熱除去系ポンプ A により原子炉冷却材又はサプレッショ
ン・チェンバのプール水を，代替循環冷却系ポンプ A によりサプレッション・チェンバのプー

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

ル水を残留熱除去系熱交換器 A へ供給するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，原子炉停止時冷却モードにおける下記を考慮して決定する。
① 水源圧力（原子炉停止時冷却モード時の原子炉圧力）：MPa② 静水頭（原子炉圧力容器通常水位とポンプ吸込ノズルの標高差）：37.86 m（＝0.371 MPa）
③ 締切揚程：m（＝MPa）

上記より，残留熱除去系ポンプ A の吐出側配管の最高使用圧力は，①～③の合計

MPaを上回る圧力とし 3.45 MPa とする。
本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，設計基準対象施設と同様の使用方法であるため，設計基準対象施設と同仕様で設計し，3.45 MPa とする。
2.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，残留熱除去系の各モードで最高となる原子炉停止時冷却モード運転時の原子炉冷却材温度℃を上回る 174 ℃とする。

本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，設計基準対象施設と同様の使用方法であるため，設計基準対象施設と同仕様で設計し，174 ℃とする。
3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，使用するポンプの中で容量が最大となる重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に1765使用する残留熱除去系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径は，メーカ社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

基準対象施設の外径と同仕様で設計し，355.6 mm，457.2 mm とする。

1866

残留熱除去系熱交換器 A バイパス管分岐点
名称～
残留熱除去系熱交換器 A

最 高 使 用 圧 力

MPa

3.45

最 高 使 用 温 度℃

174，249外mm

457.2，558.8

径【設定根拠】（概要）
本配管は，残留熱除去系熱交換器 A バイパス管分岐点から残留熱除去系熱交換器 A を接続する配管であり，設計基準対象施設として，残留熱除去系ポンプ A により原子炉冷却材，サプレ
ッション・チェンバのプール水又は使用済燃料プール水を残留熱除去系熱交換器 A へ供給するために設置する。
重大事故等対処設備としては，残留熱除去系ポンプ A により原子炉冷却材又はサプレッショ

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

ン・チェンバのプール水を，代替循環冷却系ポンプ A によりサプレッション・チェンバのプー
ル水を残留熱除去系熱交換器 A へ供給するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，主配管「残留熱除去系ポンプ A～残留熱除去系熱交換器 A バイパス管分岐点」の最高使用圧力と同じ 3.45 MPa とする。
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主配管「残留熱除去系ポンプ A～残留熱除去系熱交換器 A バイパス管分岐点」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

174 ℃

設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，主配管「残留熱除去系ポンプ A～残留熱除去系熱交換器 A バイパス管分岐点」の最高使用温度と同じ 174 ℃とする。
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主配管「残留熱除去系ポンプ A～残留熱除去系熱交換器 A バイパス管分岐点」の使用温度と同じ 174 ℃とする。
2.2 最高使用温度

249 ℃

設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，主配管「残留熱除去系ポンプ A～残留熱除去系熱交換器 A バイパス管分岐点」の最高使用温度 174 ℃を上回る 249 ℃とす
る。

19

67

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主配管「残留熱除去系ポンプ A～残留熱除去系熱交換器 A バイパス管分岐点」の使用温度と同じ 249 ℃とする。
3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，使用するポンプの中で容量が最大となる重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径は，メーカ社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

基準対象施設の外径と同仕様で設計し，457.2 mm，558.8 mm とする。

2068

残留熱除去系ポンプ B
名称～
残留熱除去系熱交換器 B バイパス管分岐点

最

高

使 用

圧

力

MPa

3.45

最

高

使 用

温

度

℃

174

径

mm

355.6，457.2

外【設定根拠】（概要）

本配管は，残留熱除去系ポンプ B から残留熱除去系熱交換器 B バイパス管分岐点を接続する配管であり，設計基準対象施設として，残留熱除去系ポンプ B により原子炉冷却材，サプレッ
ション・チェンバのプール水又は使用済燃料プール水を残留熱除去系熱交換器 B へ供給するために設置する。
重大事故等対処設備としては，残留熱除去系ポンプ B により原子炉冷却材又はサプレッショ

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

ン・チェンバのプール水を，代替循環冷却系ポンプ B によりサプレッション・チェンバのプー
ル水を残留熱除去系熱交換器 B へ供給するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，原子炉停止時冷却モードにおける下記を考慮して決定する。
① 水源圧力（原子炉停止時冷却モード時の原子炉圧力）：MPa② 静水頭（原子炉圧力容器通常水位とポンプ吸込ノズルの標高差）：37.86 m（＝0.371 MPa）
③ 締切揚程：m（＝MPa）

上記より，残留熱除去系ポンプ A の吐出側配管の最高使用圧力は，①～③の合計

MPaを上回る圧力とし 3.45 MPa とする。
本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，設計基準対象施設と同様の使用方法であるため，設計基準対象施設と同仕様で設計し，3.45 MPa とする。
2.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，残留熱除去系の各モードで最高となる原子炉停止時冷却モード運転時の原子炉冷却材温度℃を上回る 174 ℃とする。

本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，設計基準対象施設と同様の使用方法であるため，設計基準対象施設と同仕様で設計し，174 ℃とする。
3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，使用するポンプの中で容量が最大と2169なる重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径は，メーカ社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

基準対象施設の外径と同仕様で設計し，355.6 mm，457.2 mm とする。

2270

残留熱除去系熱交換器 B バイパス管分岐点
名称～
残留熱除去系熱交換器 B

最

高

使 用

圧

力

MPa

3.45

最

高

使 用

温

度

℃

174，249

径mm

457.2，558.8

外【設定根拠】（概要）

本配管は，残留熱除去系熱交換器 B バイパス管分岐点から残留熱除去系熱交換器 B を接続する配管であり，設計基準対象施設として，残留熱除去系ポンプ B により原子炉冷却材，サプレ
ッション・チェンバのプール水又は使用済燃料プール水を残留熱除去系熱交換器 B へ供給するために設置する。
重大事故等対処設備としては，残留熱除去系ポンプ B により原子炉冷却材又はサプレッショ

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

ン・チェンバのプール水を，代替循環冷却系ポンプ B によりサプレッション・チェンバのプー
ル水を残留熱除去系熱交換器 B へ供給するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，主配管「残留熱除去系ポンプ B～残留熱除去系熱交換器 B バイパス管分岐点」の最高使用圧力と同じ 3.45 MPa とする。
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主配管「残留熱除去系ポンプ B～残留熱除去系熱交換器 B バイパス管分岐点」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 174 ℃
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，主配管「残留熱除去系ポンプ B～残留熱除去系熱交換器 B バイパス管分岐点」の最高使用温度と同じ 174 ℃とする。
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主配管「残留熱除去系ポンプ B～残留熱除去系熱交換器 B バイパス管分岐点」の使用温度と同じ 174 ℃とする。
2.2 最高使用温度

249 ℃

設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，主配管「残留熱除去系ポンプ B～残留熱除去系熱交換器 B バイパス管分岐点」の最高使用温度 174 ℃を上回る 249 ℃とす
る。

23

71

本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，設計基準対象施設と同様の使用方法であるため，設計基準対象施設と同仕様で設計し，249 ℃とする。
3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，使用するポンプの中で容量が最大となる重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径は，メーカ社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

基準対象施設の外径と同仕様で設計し，457.2 mm，558.8 mm とする。

2472

残留熱除去系熱交換器 A
名称～A 系統代替循環冷却系ポンプ吸込管分岐点

最

高

使 用

圧

力

MPa

3.45

最

高

使 用

温

度

℃

249

径

mm

457.2，558.8

外【設定根拠】（概要）

本配管は，残留熱除去系熱交換器 A から A 系統代替循環冷却系ポンプ吸込管分岐点を接続する配管であり，設計基準対象施設として，残留熱除去系ポンプ A により原子炉冷却材を原子炉
圧力容器へ戻すため，サプレッション・チェンバのプール水を格納容器スプレイヘッダ，原子炉圧力容器，サプレッション・チェンバへ供給するため及び使用済燃料プール水を使用済燃料
プールに戻すために設置する。

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

重大事故等対処設備としては，残留熱除去系ポンプ A により原子炉冷却材を原子炉圧力容器へ戻すため及び残留熱除去系ポンプ A 及び代替循環冷却系ポンプ A により，サプレッション・
チェンバのプール水を格納容器スプレイヘッダ，原子炉圧力容器，サプレッション・チェンバへ供給するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，残留熱除去系熱交換器 A の最高使用圧力と同じ 3.45 MPa とする。
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
熱交換器 A 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
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，残留熱除去系熱交換器 A の最高
使用温度と同じ 249 ℃とする。
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
熱交換器 A の使用温度と同じ 249 ℃とする。

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，使用するポンプの中で容量が最大となる重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径は，メーカ社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計
基準対象施設の外径と同仕様で設計し，457.2 mm，558.8 mm とする。
2573

代替循環冷却系との取合部新設配管の外径は，代替循環冷却系ポンプへ供給される水は低圧であるため，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，457.2 mm とする。
外径

厚さ

Ａ

Ｂ

（mm）

（mm）

457.2

14.3

流路面積

流量

流速＊

Ｃ

Ｄ

Ｅ

（A）

（m2）

（m3/h）（m/s）

450

0.14428

呼び径

標準流速
（m/s）

注記 ＊：流速及びその他のパラメータとの関係は以下のとおりとする。

Ｃ＝π・

Ａ ２・Ｂ

2

Ｄ
・Ｃ

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

Ｅ＝

・

26

74

A 系統代替循環冷却系ポンプ吸込管分岐点
名称～
残留熱除去系熱交換器 A 出口管合流点

最 高 使 用 圧 力

MPa

3.45

最 高 使 用 温 度℃

249，174

外

mm

457.2

径

【設定根拠】（概要）
本配管は，A 系統代替循環冷却系ポンプ吸込管分岐点から残留熱除去系熱交換 A 出口管合流点を接続する配管であり，設計基準対象施設として，残留熱除去系ポンプ A により原子炉冷却材を原子炉圧力容器へ戻すため，サプレッション・チェンバのプール水を格納容器スプレイヘ
ッダ，原子炉圧力容器，サプレッション・チェンバへ供給するため及び使用済燃料プール水を使用済燃料プールに戻すために設置する。

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

重大事故等対処設備としては，残留熱除去系ポンプ A により原子炉冷却材を原子炉圧力容器へ戻すため，サプレッション・チェンバのプール水を格納容器スプレイヘッダ，原子炉圧力容器，サプレッション・チェンバへ供給するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，残留熱除去系熱交換器 A の最高使用圧力と同じ 3.45 MPa とする。
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
熱交換器 A 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

249 ℃

設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，残留熱除去系熱交換器 A の最高
使用温度と同じ 249 ℃とする。
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
熱交換器 A の使用温度と同じ 249 ℃とする。
2.2 最高使用温度

174 ℃

設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，原子炉停止時冷却モード運転時の原子炉冷却材温度℃を上回る 174 ℃とする。

本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，設計基準対象施設と同様の使用方法であるため，設計基準対象施設と同仕様で設計し，174 ℃とする。
27

75

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，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径は，メーカ社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計基準対象施設の外径と同仕様で設計し，NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

457.2 mm とする。

2876

残留熱除去系熱交換器 A 出口管合流点
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

MPa

3.45

最

高

使 用

温

度

℃

174

径

mm

457.2

外
【設定根拠】（概要）

本配管は，残留熱除去系熱交換器 A 出口合流点から 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，設計基準対象施設として，残留熱除去系ポンプ A により原子炉冷却材を原子炉圧力容器へ戻すため，サプレッション・チェンバのプール水を格納容器スプレイヘ
ッダ，原子炉圧力容器，サプレッション・チェンバへ供給するため及び使用済燃料プール水を使用済燃料プールへ戻すために設置する。

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

重大事故等対処設備としては，残留熱除去系ポンプ A により原子炉冷却材を原子炉圧力容器へ戻すため，サプレッション・チェンバのプール水を格納容器スプレイヘッダ，原子炉圧力容器，サプレッション・チェンバへ供給するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，残留熱除去系熱交換器 A の最高使用圧力と同じ 3.45 MPa とする。
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
熱交換器 A 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
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，主配管「A 系統代替循環冷却系
ポンプ吸込管分岐点～残留熱除去系熱交換器 A 出口管合流点」と同じ 174 ℃とする。
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主配管「A 系
統代替循環冷却系ポンプ吸込管分岐点～残留熱除去系熱交換器 A 出口管合流点」の使用温度と同じ 174 ℃とする。

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径は，メーカ社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計基準対象施設の外径と同仕様で設計し，457.2 mm とする。
29

77

A 系統代替循環冷却系ポンプ吐出管合流点
名称～
A 系統ドライウェルスプレイ配管分岐点

最

高

使 用

圧

力

MPa

3.45

最

高

使 用

温

度

℃

174

径

mm

216.3，457.2

外【設定根拠】（概要）

本配管は，A 系統代替循環冷却系ポンプ吐出管合流点から A 系統ドライウェルスプレイ配管
分岐点を接続する配管であり，設計基準対象施設として，残留熱除去系ポンプ A により原子炉
冷却材を原子炉圧力容器へ戻すため，サプレッション・チェンバのプール水を格納容器スプレ
イヘッダ，原子炉圧力容器，サプレッション・チェンバへ供給するため，使用済燃料プール水を使用済燃料プールに戻すために設置する。

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

重大事故等対処設備としては，残留熱除去系ポンプ A により原子炉冷却材を原子炉圧力容器へ戻すため，サプレッション・チェンバのプール水を格納容器スプレイヘッダ，原子炉圧力容器，サプレッション・チェンバへ供給するため及び代替循環冷却系ポンプ A によりサプレッション・チェンバのプール水を格納容器スプレイヘッダ（ドライウェル側）へ供給するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，残留熱除去系熱交換器 A の最高使用圧力と同じ 3.45 MPa とする。
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
熱交換器 A の使用圧力及び代替循環冷却系ポンプ A の吐出側使用圧力と同じ 3.45 MPa とする。

2.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，主配管「残留熱除去系熱交換器
A 出口管合流点～A 系統代替循環冷却系ポンプ吐出管合流点」の最高使用温度と同じ 174 ℃とする。
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
冷却系ポンプ A の使用温度 80 ℃を上回り，重大事故等時における主配管「残留熱除去系熱交換器 A 出口管合流点～A 系統代替循環冷却系ポンプ吐出管合流点」の使用温度と同じ 174 ℃
とする。

30

78

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，使用するポンプの中で容量が最大となる重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径は，メーカ社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計
基準対象施設の外径と同仕様で設計し，457.2 mm とする。
代替循環冷却系との取合部新設配管の外径は，代替循環冷却系ポンプから供給される水は低圧であるため，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

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

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＊

Ｂ

Ｃ

Ｄ

Ｅ

（mm）

（mm）

（A）

2

（m ）

3

（m/s）

216.3

8.2

200

0.03138

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・
Ｅ＝

・

Ａ ２・Ｂ

2

Ｄ
・Ｃ

31

79

A 系統ドライウェルスプレイ配管分岐点
名称～
A 系統テスト配管分岐点

最

高

使 用

圧

力

MPa

3.45

最

高

使 用

温

度

℃

174

径

mm

406.4

外
【設定根拠】（概要）

本配管は，A 系統ドライウェルスプレイ配管分岐点から A 系統テスト配管分岐点を接続する配管であり，設計基準対象施設として，残留熱除去系ポンプ A によりサプレッション・チェン
バのプール水を，格納容器スプレイヘッダ及びサプレッション・チェンバへ供給するため，使用済燃料プール水を使用済燃料プールに戻すために設置する。
重大事故等対処設備としては，残留熱除去系ポンプ A によりサプレッション・チェンバのプ

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

ール水を格納容器スプレイヘッダ，サプレッション・チェンバへ供給するため，代替循環冷却系ポンプ A によりサプレッション・チェンバのプール水を格納容器スプレイヘッダ（ドライウ
ェル側）へ供給するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，残留熱除去系熱交換器 A の最高使用圧力と同じ 3.45 MPa とする。
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
熱交換器 A の使用圧力及び代替循環冷却系ポンプ A の吐出側使用圧力と同じ 3.45 MPa とする。

2.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，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分岐点」の最高使用温度と同じ 174 ℃とする。
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分岐点」の使用温度と同じ 174 ℃ とする。

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，使用するポンプの中で容量が最大となる重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量以下であ3280

るため，本配管の外径は，メーカ社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計基準

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

対象施設の外径と同仕様で設計し，406.4 mm とする。

33

81

A 系統テスト配管分岐点
名称～
低圧代替注水系残留熱除去系配管 A 系合流点

最 高 使 用 圧 力

MPa

3.45

最 高 使 用 温 度

℃

174

外

mm

406.4

径

【設定根拠】（概要）
本配管は，A 系統テスト配管分岐点から低圧代替注水系残留熱除去系配管 A 系合流点を接続する配管であり，設計基準対象施設として，残留熱除去系ポンプ A によりサプレッション・チ
ェンバのプール水を，格納容器スプレイヘッダ（ドライウェル側）へ供給するため，使用済燃料プール水を使用済燃料プールに戻すために設置する。
重大事故等対処設備としては，残留熱除去系ポンプ A 及び代替循環冷却系ポンプ A によりサ

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

プレッション・チェンバのプール水を格納容器スプレイヘッダ（ドライウェル側）へ供給するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，残留熱除去系熱交換器 A の最高使用圧力と同じ 3.45 MPa とする。
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
熱交換器 A の使用圧力及び代替循環冷却系ポンプ A の吐出側使用圧力と同じ 3.45 MPa とする。

2.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，主配管「A 系統テスト配管分岐点～低圧代替注水系残留熱除去系配管 A 系合流点」の最高使用温度と同じ 174 ℃とする。
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主配管「A 系
統テスト配管分岐点～低圧代替注水系残留熱除去系配管 A 系合流点」の使用温度と同じ 174 ℃
とする。

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，使用するポンプの中で容量が最大となる重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量以下であるため，本配管の外径は，メーカ社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計基準
対象施設の外径と同仕様で設計し，406.4 mm とする。
3482

低圧代替注水系残留熱除去系配管 A 系合流点
名称～
A 系統原子炉注水管分岐点

最 高 使 用 圧 力

MPa

3.45

最 高 使 用 温 度

℃

174

外

mm

216.3，267.4，406.4

径【設定根拠】（概要）
本配管は，低圧代替注水系残留熱除去系配管 A 系合流点から A 系統原子炉注水管分岐点を接続する配管であり，設計基準対象施設として，残留熱除去系ポンプ A によりサプレッション・
チェンバのプール水を，格納容器スプレイヘッダ（ドライウェル側）へ供給するため，使用済
燃料プール水を使用済燃料プールに戻すために設置する。
重大事故等対処設備としては，残留熱除去系ポンプ A 及び代替循環冷却系ポンプ A によりサ

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

プレッション・チェンバのプール水を格納容器スプレイヘッダ（ドライウェル側）へ供給するため，可搬型代替注水大型ポンプ及び可搬型代替注水中型ポンプにより代替淡水源（代替淡水貯槽及び西側淡水貯水設備）又は海を水源とし，格納容器スプレイヘッダ（ドライウェル側）へ供給するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，残留熱除去系熱交換器 A の最高使用圧力と同じと同じ 3.45 MPa とする。
本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，重大事故等時における可搬型代替注
水大型ポンプ及び可搬型代替注水中型ポンプの使用圧力 1.4 MPa を上回り，重大事故等時における残留熱除去系熱交換器 A 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
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，主配管「A 系統テスト配管分岐点～低圧代替注水系残留熱除去系配管 A 系合流点」の最高使用温度と同じ 174 ℃とする。
本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時における可搬型代替注
水大型ポンプ及び可搬型代替注水中型ポンプの使用温度 60 ℃を上回り，重大事故等時における主配管「A 系統テスト配管分岐点～低圧代替注水系残留熱除去系配管 A 系合流点」の使用温度と同じ 174 ℃ とする。

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，使用するポンプの中で容量が最大となる重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に3583使用する残留熱除去系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量以下であるため，本配管の外径は，メーカ社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計基準
対象施設の外径と同仕様で設計し，267.4 mm，406.4 mm とする。
低圧代替注水系との取合部新設配管の外径は，可搬型代替注水大型ポンプ及び可搬型代替注
水中型ポンプから供給される水は低圧であるため，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。
外径

厚さ

Ａ

Ｂ

（mm）

（mm）

216.3

8.2

流路面積

流量

流速＊

Ｃ

Ｄ

Ｅ

（A）

（m2）

（m3/h）（m/s）

200

0.03138

呼び径

標準流速
（m/s）

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

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・
Ｅ＝

・

Ａ ２・Ｂ

2

Ｄ
・Ｃ

36

84

A 系統原子炉注水管分岐点
名称～
格納容器スプレイヘッダ A（ドライウェル側）

最 高 使 用 圧 力

MPa

3.45

最 高 使 用 温 度℃

174，77，148

外

mm

406.4

径

【設定根拠】（概要）
本配管は，A 系統原子炉注水管分岐点から格納容器スプレイヘッダ A（ドライウェル側）を接続する配管であり，設計基準対象施設として，残留熱除去系ポンプ A によりサプレッショ
ン・チェンバのプール水を，格納容器スプレイヘッダ（ドライウェル側）へ供給するために設置する。
重大事故等対処設備としては，残留熱除去系ポンプ A 及び代替循環冷却系ポンプ A によりサ

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

プレッション・チェンバのプール水を格納容器スプレイヘッダ（ドライウェル側）へ供給するため，可搬型代替注水大型ポンプ及び可搬型代替注水中型ポンプにより代替淡水源（代替淡水貯槽及び西側淡水貯水設備）又は海を水源とし，格納容器スプレイヘッダ（ドライウェル側）へ供給するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，残留熱除去系熱交換器 A の最高使用圧力と同じ 3.45 MPa とする。
本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，重大事故等時における可搬型代替注
水大型ポンプ及び可搬型代替注水中型ポンプの使用圧力 1.4 MPa を上回り，重大事故等時における残留熱除去系熱交換器 A 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

174 ℃

設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，主配管「低圧代替注水系残留熱除去系配管 A 系合流点～A 系統原子炉注水管分岐点」の最高使用温度と同じ 174 ℃とする。
本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時における可搬型代替注
水大型ポンプ及び可搬型代替注水中型ポンプの使用温度 60 ℃を上回り，重大事故等時における主配管「低圧代替注水系残留熱除去系配管 A 系合流点～A 系統原子炉注水管分岐点」の使用温度と同じ 174 ℃とする。
2.2 最高使用温度

77 ℃，148 ℃

設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，格納容器スプレイ冷却モード時
3785の温度 76 ℃を上回る 77 ℃とする。
本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，当該配管を使用する重大事故等時におけるドライウェル温度約 143 ℃を上回る 148 ℃とする。
3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，使用するポンプの中で容量が最大となる重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプを基に設定しており，重大事故等時に使用す
る残留熱除去系ポンプが設計基準対象施設として使用する場合の容量以下であるため，本配管の外径は，メーカ社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計基準対象施設の外径NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1と同仕様で設計し，406.4 mm とする。

3886

残留熱除去系熱交換器 B
名称～
B 系統代替循環冷却水系ポンプ吸込管分岐点

最 高 使 用 圧 力

MPa

3.45

最 高 使 用 温 度

℃

249

外

mm

457.2，558.8

径【設定根拠】（概要）
本配管は，残留熱除去系熱交換器 B から B 系統代替循環冷却系ポンプ吸込管分岐点を接続する配管であり，設計基準対象施設として，残留熱除去系ポンプ B により原子炉冷却材を原子炉
圧力容器へ戻すため，サプレッション・チェンバのプール水を格納容器スプレイヘッダ，原子炉圧力容器，サプレッション・チェンバへ供給するため及び使用済燃料プール水を使用済燃料
プールに戻すために設置する。

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

重大事故等対処設備としては，残留熱除去系ポンプ B により原子炉冷却材を原子炉圧力容器へ戻すため，残留熱除去系ポンプ B 及び代替循環冷却系ポンプ B により，サプレッション・チ
ェンバのプール水を格納容器スプレイヘッダ，原子炉圧力容器，サプレッション・チェンバへ供給するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，残留熱除去系熱交換器 B の最高使用圧力と同じ 3.45 MPa とする。
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
熱交換器 B 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
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，残留熱除去系熱交換器 B の最高
使用温度と同じ 249 ℃とする。
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
熱交換器 B の使用温度と同じ 249 ℃とする。

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，使用するポンプの中で容量が最大となる重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径は，メーカ社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計
基準対象施設の外径と同仕様で設計し，457.2 mm，558.8 mm とする。
3987

代替循環冷却系との取合部新設配管の外径は，代替循環冷却系ポンプへ供給される水は低圧であるため，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，457.2 mm とする。
外径

厚さ

Ａ

Ｂ

（mm）

（mm）

457.2

14.3

流路面積

流量

流速＊

Ｃ

Ｄ

Ｅ

（A）

（m2）

（m3/h）（m/s）

450

0.14428

呼び径

標準流速
（m/s）

注記 ＊：流速及びその他のパラメータとの関係は以下のとおりとする。

Ｃ＝π・

Ａ ２・Ｂ

2

Ｄ
・Ｃ

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

Ｅ＝

・

40

88

B 系統代替循環冷却水系ポンプ吸込管分岐点
名称～
残留熱除去系熱交換器 B 出口管合流点

最 高 使 用 圧 力

MPa

3.45

最 高 使 用 温 度℃

249，174

外

mm

457.2

径

【設定根拠】（概要）
本配管は，B 系統代替循環冷却系ポンプ吸込管分岐点から残留熱除去系熱交換 B 出口管合流点を接続する配管であり，設計基準対象施設として，残留熱除去系ポンプ B により原子炉冷却材を原子炉圧力容器へ戻すため，サプレッション・チェンバのプール水を格納容器スプレイヘ
ッダ，原子炉圧力容器，サプレッション・チェンバへ供給するため及び使用済燃料プール水を使用済燃料プールに戻すために設置する。

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

重大事故等対処設備としては，残留熱除去系ポンプ B により原子炉冷却材を原子炉圧力容器へ戻すため，サプレッション・チェンバのプール水を格納容器スプレイヘッダ，原子炉圧力容器，サプレッション・チェンバへ供給するため設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，残留熱除去系熱交換器 B の最高使用圧力と同じ 3.45 MPa とする。
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
熱交換器 B 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

249 ℃

設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，残留熱除去系熱交換器 B の最高
使用温度と同じ 249 ℃とする。
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
熱交換器 B の使用温度と同じ 249 ℃とする。
2.2 最高使用温度

174 ℃

設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，原子炉停止時冷却モード運転時の原子炉冷却材温度℃を上回る 174 ℃とする。

本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，設計基準対象施設と同様の使用方法
4189であるため，設計基準対象施設と同仕様で設計し，174 ℃とする。
3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径は，メーカ社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計基準対象施設の外径と同仕様で設計し，NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

457.2 mm とする。

4290

残留熱除去系熱交換器 B 出口管合流点
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

MPa

3.45

最 高 使 用 温 度

℃

174

外

mm

457.2

径

【設定根拠】（概要）
本配管は，残留熱除去系熱交換器 B 出口管合流点から 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，設計基準対象施設として，残留熱除去系ポンプ B により原子炉冷却材を原子炉圧力容器へ戻すため，サプレッション・チェンバのプール水を格納容器スプレイ
ヘッダ，原子炉圧力容器，サプレッション・チェンバへ供給するため及び使用済燃料プール水を使用済燃料プールへ戻すために設置する。

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

重大事故等対処設備としては，残留熱除去系ポンプ B により原子炉冷却材を原子炉圧力容器へ戻すため，サプレッション・チェンバのプール水を格納容器スプレイヘッダ，原子炉圧力容器，サプレッション・チェンバへ供給するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，残留熱除去系熱交換器 B の最高使用圧力と同じ 3.45 MPa とする。
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
熱交換器 B 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
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，主配管「B 系統代替循環冷却系
ポンプ吸込管分岐点～残留熱除去系熱交換器 B 出口管合流点」と同じ 174 ℃とする。
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主配管「B 系
統代替循環冷却系ポンプ吸込管分岐点～残留熱除去系熱交換器 B 出口管合流点」の使用温度と同じ 174 ℃とする。

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径は，メーカ社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計基準対象施設の外径と同仕様で設計し，457.2 mm とする。
4391

B 系統代替循環冷却系ポンプ吐出管合流点
名称～
B 系統テスト配管分岐点

最 高 使 用 圧 力

MPa

3.45

最 高 使 用 温 度

℃

174

外

mm

216.3，457.2

径【設定根拠】（概要）
本配管は，B 系統代替循環冷却系ポンプ吐出管合流点から B 系統テスト配管分岐点を接続する配管であり，設計基準対象施設として，残留熱除去系ポンプ B により原子炉冷却材を原子炉
圧力容器へ戻すため，サプレッション・チェンバのプール水を格納容器スプレイヘッダ，原子炉圧力容器，サプレッション・チェンバへ供給するため及び使用済燃料プール水を使用済燃料
プールへ戻すために設置する。

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

重大事故等対処設備としては，残留熱除去系ポンプ B により原子炉冷却材を原子炉圧力容器へ戻すため，サプレッション・チェンバのプール水を格納容器スプレイヘッダ，原子炉圧力容器，サプレッション・チェンバへ供給するため，代替循環冷却系ポンプ B によりサプレッショ
ン・チェンバのプール水を格納容器スプレイヘッダ（ドライウェル側）へ供給するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，残留熱除去系熱交換器 B の最高使用圧力と同じ 3.45 MPa とする。
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
熱交換器 B の使用圧力及び代替循環冷却系ポンプ B の吐出側使用圧力と同じ 3.45 MPa とする。

2.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，主配管「残留熱除去系熱交換器
B 出口管合流点～B 系統代替循環冷却系ポンプ吐出管合流点」の最高使用温度と同じ 174 ℃とする。
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 80 ℃を上回り，重大事故等時における主配管「残留熱除去系熱交換器
B 出口管合流点～B 系統代替循環冷却系ポンプ吐出管合流点」の使用温度と同じ 174 ℃とす
る。

44

92

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，使用するポンプの中で容量が最大となる重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径は，メーカ社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計
基準対象施設の外径と同仕様で設計し，457.2 mm とする。

代替循環冷却系との取合部新設配管の外径は，代替循環冷却系ポンプから供給される水は低圧であるため，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

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

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＊

Ｂ

Ｃ

Ｄ

Ｅ

（mm）

（mm）

（A）

2

（m ）

3

（m/s）

216.3

8.2

200

0.03138

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・
Ｅ＝

・

Ａ ２・Ｂ

2

Ｄ
・Ｃ

45

93

B 系統テスト配管分岐点
名～称

B 系統サプレッション・チェンバ
スプレイ配管分岐点

最 高 使 用 圧 力

MPa

3.45

最 高 使 用 温 度

℃

174

外

mm

457.2

径

【設定根拠】（概要）
本配管は，B 系統テスト配管分岐点から B 系統サプレッション・チェンバスプレイ配管分岐
点を接続する配管であり，設計基準対象施設として，残留熱除去系ポンプ B によりサプレッション・チェンバのプール水を，格納容器スプレイヘッダへ供給するために設置する。
重大事故等対処設備としては，残留熱除去系ポンプ B によりプール水を格納容器スプレイヘ

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

ッダへ供給するため，代替循環冷却系ポンプ B によりサプレッション・チェンバのプール水を格納容器スプレイヘッダ（ドライウェル側）へ供給するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，残留熱除去系熱交換器 B の最高
使用温度と同じ 3.45 MPa とする。
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
熱交換器 B の使用圧力及び代替循環冷却系ポンプ B の吐出側使用圧力と同じ 3.45 MPa とする。

2.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，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」の最高使用温度と同じ 174 ℃とする。
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。

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，使用するポンプの中で容量が最大となる重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径は，メーカ社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計
基準対象施設の外径と同仕様で設計し，457.2 mm とする
4694

B 系統サプレッション・チェンバ
名スプレイ配管分岐点

称～
低圧代替注水系残留熱除去系配管 B 系合流点

最 高 使 用 圧 力

MPa

3.45

最 高 使 用 温 度

℃

174

外

mm

406.4，457.2

径【設定根拠】（概要）
本配管は，B 系統サプレッション・チェンバスプレイ配管分岐点から低圧代替注水系残留熱除去系配管 B 系合流点を接続する配管であり，設計基準対象施設として，残留熱除去系ポンプ
B によりサプレッション・チェンバのプール水を，格納容器スプレイヘッダ（ドライウェル側）へ供給するために設置する。

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

重大事故等対処設備としては，残留熱除去系ポンプ B 及び代替循環冷却系ポンプ B によりサ
プレッション・チェンバのプール水を格納容器スプレイヘッダ（ドライウェル側）へ供給するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，残留熱除去系熱交換器 B の最高
使用温度と同じ 3.45 MPa とする。
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
熱交換器 B の使用圧力及び代替循環冷却系ポンプ B の吐出側使用圧力と同じ 3.45 MPa とする。

2.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，主配管「B 系統テスト配管分岐
点～B 系統サプレッション・チェンバスプレイ配管分岐点」の最高使用温度と同じ 174 ℃とする。
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主配管「B 系
統テスト配管分岐点～B 系統サプレッション・チェンバスプレイ配管分岐点」の使用温度と同
じ 174 ℃とする。

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，使用するポンプの中で容量が最大となる重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様
4795であるため，本配管の外径は，メーカ社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

基準対象施設の外径と同仕様で設計し，406.4 mm，457.2 mm とする。

48

96

低圧代替注水系残留熱除去系配管 B 系合流点
名称～
格納容器スプレイヘッダ B（ドライウェル側）

最 高 使 用 圧 力

MPa

3.45

最 高 使 用 温 度℃

174，77，148

外mm216.3，406.4

径【設定根拠】（概要）
本配管は，低圧代替注水系残留熱除去系配管 B 系合流点から格納容器スプレイヘッダ B（ドライウェル側）を接続する配管であり，設計基準対象施設として，残留熱除去系ポンプ B によりサプレッション・チェンバのプール水を，格納容器スプレイヘッダ（ドライウェル側）へ供給するために設置する。
重大事故等対処設備としては，残留熱除去系ポンプ B 及び代替循環冷却系ポンプ B によりサ

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

プレッション・チェンバのプール水を格納容器スプレイヘッダ（ドライウェル側）へ供給するため，常設低圧代替注水系ポンプ，可搬型代替注水大型ポンプ及び可搬型代替注水中型ポンプにより代替淡水源（代替淡水貯槽及び西側淡水貯水設備）又は海を水源とし，格納容器スプレ
イヘッダ（ドライウェル側）へ供給するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，残留熱除去系熱交換器 B の最高使用圧力と同じ 3.45 MPa とする。
本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，重大事故等時における常設低圧代替
注水系ポンプの使用圧力 3.14 MPa 及び重大事故等時における可搬型代替注水大型ポンプ及び可搬型代替注水中型ポンプの使用圧力 1.4 MPa を上回り，重大事故等時における残留熱除去系
熱交換器 B 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 174 ℃
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，主配管「B 系統サプレッション・
チェンバスプレイ配管分岐点～低圧代替注水系残留熱除去系配管 B 系合流点」の最高使用温度と同じ 174 ℃とする。
本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時における常設低圧代替
注水系ポンプの使用温度 66 ℃及び重大事故等時における可搬型代替注水大型ポンプ及び可搬型代替注水中型ポンプの使用温度 60 ℃を上回り，重大事故等時における主配管「B 系統サ
プレッション・チェンバスプレイ配管分岐点～低圧代替注水系残留熱除去系配管 B 系合流点」の使用温度と同じ 174 ℃とする。
49

97

2.2 最高使用温度

77 ℃，148 ℃

設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，格納容器スプレイ冷却モード時の温度℃を上回る 77 ℃とする。

本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，当該配管を使用する重大事故等時におけるドライウェル温度約3.

℃を上回る 148 ℃とする。

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，使用するポンプの中で容量が最大となる重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量以下であるため，本配管の外径は，メーカ社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計基準
対象施設の外径と同仕様で設計し，406.4 mm とする。

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

低圧代替注水系との取合部新設配管の外径は，常設低圧代替注水系ポンプ，可搬型代替注水
大型ポンプ及び可搬型代替注水中型ポンプから供給される水は低圧であるため，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＊

Ｂ

Ｃ

Ｄ

Ｅ

（mm）

（mm）

（A）

2

（m ）

3

（m/s）

216.3

8.2

200

0.03138

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・
Ｅ＝

・

Ａ ２・Ｂ

2

Ｄ
・Ｃ

50

98

残留熱除去系熱交換器 A バイパス管分岐点
名称～
残留熱除去系熱交換器 A 出口管合流点

最 高 使 用 圧 力

MPa

3.45

最 高 使 用 温 度

℃

174

外

mm

457.2

径

【設定根拠】（概要）
本配管は，残留熱除去系熱交換器 A バイパス管分岐点から残留熱除去系熱交換器 A 出口管合流点を接続する配管であり，設計基準対象施設及び重大事故等対処設備として，残留熱除去系
ポンプ A により原子炉圧力容器へサプレッション・チェンバのプール水を残留熱除去系熱交換NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

器 A をバイパスして供給するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，主配管「残留熱除去系ポンプ A～残留熱除去系熱交換器 A バイパス管分岐点」の最高使用圧力と同じ 3.45 MPa とする。
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主配管「残留熱除去系ポンプ A～残留熱除去系熱交換器 A バイパス管分岐点」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
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，主配管「残留熱除去系ポンプ A～残留熱除去系熱交換器 A バイパス管分岐点」の最高使用温度と同じ 174 ℃とする。
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主配管「残留熱除去系ポンプ A～残留熱除去系熱交換器 A バイパス管分岐点」の使用温度と同じ 174 ℃とする。

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径は，メーカ社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計基準対象施設の外径と同仕様で設計し，457.2 mm とする。

5199

残留熱除去系熱交換器 B バイパス管分岐点
名称～
残留熱除去系熱交換器 B 出口管合流点

最 高 使 用 圧 力

MPa

3.45

最 高 使 用 温 度

℃

174

外

mm

457.2

径

【設定根拠】（概要）
本配管は，残留熱除去系熱交換器 B バイパス管分岐点から残留熱除去系熱交換器 B 出口管合流点を接続する配管であり，設計基準対象施設及び重大事故等対処設備として，残留熱除去系
ポンプ B によりサプレッション・チェンバのプール水を原子炉圧力容器へ残留熱除去系熱交換NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1器 B をバイパスして供給するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，主配管「残留熱除去系ポンプ B～残留熱除去系熱交換器 B バイパス管分岐点」の最高使用圧力と同じ 3.45 MPa とする。
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主配管「残留熱除去系ポンプ B～残留熱除去系熱交換器 B バイパス管分岐点」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
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，主配管「残留熱除去系ポンプ B～残留熱除去系熱交換器 B バイパス管分岐点」の最高使用温度と同じ 174 ℃とする。
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主配管「残留熱除去系ポンプ B～残留熱除去系熱交換器 B バイパス管分岐点」の使用温度と同じ 174 ℃とする。

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径は，メーカ社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計基準対象施設の外径と同仕様で設計し，457.2 mm とする。

52

100

サプレッション・チェンバ
名称～
弁 E12-F004C

最 高 使 用 圧 力

MPa

0.86

最 高 使 用 温 度℃

100，148

外

mm

609.6

径

【設定根拠】（概要）
本配管は，サプレッション・チェンバから弁 E12-F004C を接続する配管であり，設計基準対
象施設及び重大事故等対処設備として，サプレッション・チェンバのプール水を残留熱除去系
ポンプ C へ供給するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，サプレッション・チェンバの最
高使用圧力が 0.310 MPa であるため，それを上回る 0.86 MPa とする。
本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，当該配管を使用する重大事故時におけるサプレッション・チェンバの使用圧力が 0.493 MPa であるため，それを上回る 0.86 MPaとする。
2.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，昭和 48 年 4 月 9 日付け 47 公第12076 号にて認可された工事計画の添付書類「Ⅲ-2-1 原子炉格納容器の設計条件に関する説
明書」において原子炉冷却材喪失時の原子炉格納容器の応答解析でのサプレッション・チェン
バの最高温度が℃となることから，それを上回る 100 ℃とする。

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
ストレーナ C の使用温度と同じ 148 ℃とする。
3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径は，メー
カ社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計基準対象施設の外径と同仕様で設計し，609.6 mm とする。

53

101

弁 E12-F004C
名称～
残留熱除去系ポンプ C 吸込管合流点

最 高 使 用 圧 力

MPa

0.86

最 高 使 用 温 度℃

100，148

外

mm

609.6

径

【設定根拠】（概要）
本配管は，弁 E12-F004C から残留熱除去系ポンプ C 吸込管合流点を接続する配管であり，設計基準対象施設及び重大事故等対処設備として，サプレッション・チェンバのプール水を残留
熱除去系ポンプ C へ供給するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，サプレッション・チェンバの最
高使用圧力が 0.310 MPa であるため，それを上回る 0.86 MPa とする。
本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，当該配管を使用する重大事故時におけるサプレッション・チェンバの使用圧力が 0.493 MPa であるため，それを上回る 0.86 MPaとする。
2.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，主配管「サプレッション・チェ
ンバ～弁 E12-F004C」の最高使用温度と同じ 100 ℃とする。
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主配管「サプレッション・チェンバ～弁 E12-F004C」の使用温度と同じ 148 ℃とする。

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径は，メーカ社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計基準対象施設の外径と同仕様で設計し，609.6 mm とする。

54

102

残留熱除去系ポンプ C 吸込管合流点
名称～
残留熱除去系ポンプ C

最 高 使 用 圧 力

MPa

0.86

最 高 使 用 温 度℃

100，148

外

mm

609.6

径

【設定根拠】（概要）
本配管は，残留熱除去系ポンプ C 吸込管合流点から残留熱除去系ポンプ C を接続する配管であり，設計基準対象施設及び重大事故等対処設備として，サプレッション・チェンバのプール
水を残留熱除去系ポンプ C へ供給するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，サプレッション・チェンバの最
高使用圧力が 0.310 MPa であるため，それを上回る 0.86 MPa とする。
本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，当該配管を使用する重大事故時におけるサプレッション・チェンバの使用圧力が 0.493 MPa であるため，それを上回る 0.86 MPaとする。
2.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，主配管「弁 E12-F004C～残留熱除去系ポンプ C 吸込管合流点」の最高使用温度と同じ 100 ℃とする。
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主配管「弁E12-F004C～残留熱除去系ポンプ C 吸込管合流点」の使用温度と同じ 148 ℃とする。

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径は，メーカ社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計基準対象施設の外径と同仕様で設計し，609.6 mm とする。

55

103

残留熱除去系ポンプ C
名称～
低圧代替注水系残留熱除去系配管 C 系合流点

最 高 使 用 圧 力

MPa

3.45

最 高 使 用 温 度℃

100，148外mm

355.6，457.2

径【設定根拠】（概要）
本配管は，残留熱除去系ポンプ C から低圧代替注水系残留熱除去系配管 C 系合流点を接続する配管であり，設計基準対象施設及び重大事故等対処設備として，残留熱除去系ポンプ C によりサプレッション・チェンバのプール水を原子炉圧力容器へ供給するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，下記を考慮して決定する。
①水源圧力（設計基準事故時のサプレッション・チェンバ圧力）：②静水頭（サプレッション・プール水位高とポンプ吸込の標高差）

MPa：6.4m（＝0.063 MPa）
③締切揚程：m（＝MPa）

上記より，残留熱除去系ポンプ C の吐出側配管の最高使用圧力は，①～③の合計

MPaを上回る圧力とし，3.45 MPa とする。
重大事故等時において使用する本配管の最高使用圧力は，下記を考慮して決定する。
①水源圧力（重大事故等時のサプレッション・チェンバ圧力）：②静水頭（サプレッション・プール水位高とポンプ吸込の標高差）

MPa：6.4m（＝0.063 MPa）
③締切揚程：m（＝MPa）

上記より，残留熱除去系ポンプ C の吐出側配管の最高使用圧力は，①～③の合計

MPaを上回る圧力とし，3.45 MPa とする。
2.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，昭和 48 年 4 月 9 日付け 47 公第12076 号にて認可された工事計画の添付書類「Ⅲ-2-1 原子炉格納容器の設計条件に関する説
明書」において原子炉冷却材喪失時の原子炉格納容器の応答解析でのサプレッション・チェン
バの最高温度が℃となることから，それを上回る 100 ℃とする。

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
ストレーナ C の使用温度と同じ 148 ℃とする

56

104

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，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径は，メーカ社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計基準対象施設の外径と同仕様で設計し，NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

355.6 mm，457.2 mm とする。

57

105

低圧代替注水系残留熱除去系配管 C 系合流点
名称～
C 系統低圧注水系配管分岐点

最 高 使 用 圧 力

MPa

3.45

最 高 使 用 温 度℃

100，148外mm

216.3，457.2

径【設定根拠】（概要）
本配管は，低圧代替注水系残留熱除去系配管 C 系合流点から C 系統低圧注水系配管分岐点を接続する配管であり，設計基準対象施設として，残留熱除去系ポンプ C によりサプレッショ
ン・チェンバのプール水を原子炉圧力容器へ供給するために設置する。
重大事故等対処設備としては，残留熱除去系ポンプ C によりサプレッション・チェンバのプ
ール水を原子炉圧力容器へ供給するため，常設低圧代替注水系ポンプ，可搬型代替注水大型ポNT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

ンプ及び可搬型代替注水中型ポンプにより代替淡水源（代替淡水貯槽及び西側淡水貯水設備）
又は海を水源とし，原子炉圧力容器へ供給するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，主配管「残留熱除去系ポンプ C～低圧代替注水系残留熱除去系配管 C 系合流点」の最高使用圧力と同じ 3.45 MPa とする。
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主配管「残留熱除去系ポンプ C～低圧代替注水系残留熱除去系配管 C 系合流点」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
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，主配管「残留熱除去系ポンプ C～低圧代替注水系残留熱除去系配管 C 系合流点」の最高使用圧力と同じ 100 ℃とする。
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主配管「残留熱除去系ポンプ C～低圧代替注水系残留熱除去系配管 C 系合流点」の使用温度と同じ 148 ℃
とする。

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，使用するポンプの中で容量が最大となる重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径は，メーカ社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計
基準対象施設の外径と同仕様で設計し，216.3 mm，457.2 mm とする。
58106

低圧代替注水系との取合部新設配管の外径は，常設低圧代替注水系ポンプ，可搬型代替注水
大型ポンプ及び可搬型代替注水中型ポンプから供給される水は低圧であるため，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。
外径

厚さ

Ａ

Ｂ

（mm）

（mm）

216.3

8.2

呼び径
（A）

流路面積

流量

流速＊

Ｃ

Ｄ

Ｅ

2

3

（m/s）

（m ）

200

（m /h）

標準流速（m/s）

0.03138

注記 ＊：流速及びその他のパラメータとの関係は以下のとおりとする。

Ｃ＝π・

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

Ｅ＝

・

Ａ ２・Ｂ

2

Ｄ
・Ｃ

59

107

C 系統低圧注水系配管分岐点
名称～
弁 E12-F042C

最 高 使 用 圧 力

MPa

3.45

最 高 使 用 温 度℃

100，148外mm

318.5，457.2

径【設定根拠】（概要）
本配管は，C 系統低圧注水系配管分岐点から E12-F042C を接続する配管であり，設計基準対象施設として，残留熱除去系ポンプ C によりサプレッション・チェンバのプール水を原子炉圧力容器へ供給するために設置する。
重大事故等対処設備としては，残留熱除去系ポンプ C によりサプレッション・チェンバのプ
ール水を原子炉圧力容器へ供給するため，常設低圧代替注水系ポンプ，可搬型代替注水大型ポNT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

ンプ及び可搬型代替注水中型ポンプにより代替淡水源（代替淡水貯槽及び西側淡水貯水設備）
又は海を水源とし，原子炉圧力容器へ供給するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，主配管「低圧代替注水系残留熱除去系配管 C 系合流点～C 系統低圧注水系配管分岐点」の最高使用圧力と同じ 3.45 MPa とする。
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主配管「低圧代替注水系残留熱除去系配管 C 系合流点～C 系統低圧注水系配管分岐点」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
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，主配管「低圧代替注水系残留熱除去系配管 C 系合流点～C 系統低圧注水系配管分岐点」の最高使用温度と同じ 100 ℃とする。
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主配管「低圧代替注水系残留熱除去系配管 C 系合流点～C 系統低圧注水系配管分岐点」の使用温度と同じ
148 ℃とする。

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，使用するポンプの中で容量が最大となる重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径は，メーカ社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計60

108

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

基準対象施設の外径と同仕様で設計し，318.5 mm，457.2 mm とする。

61

109

A 系統テスト配管分岐点
名～称

A 系統サプレッション・チェンバ
スプレイ配管分岐点

最 高 使 用 圧 力

MPa

3.45

最 高 使 用 温 度

℃

174

外

mm

406.4

径

【設定根拠】（概要）
本配管は，A 系統テスト配管分岐点から A 系統サプレッション・チェンバスプレイ配管分岐
点を接続する配管であり，設計基準対象施設として，残留熱除去系ポンプ A によりサプレッション・チェンバのプール水を格納容器スプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）及びサ
プレッション・チェンバへ供給するために設置する。

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

重大事故等対処設備としては，残留熱除去系ポンプ A によりサプレッション・チェンバのプール水を格納容器スプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）及びサプレッション・チェ
ンバへ供給するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，残留熱除去系熱交換器 A の最高使用圧力と同じ 3.45 MPa とする。
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
熱交換器 A 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
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，主配管「A 系統ドライウェルス
プレイ配管分岐点～A 系統テスト配管分岐点」の最高使用温度と同じ 174 ℃とする。
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主配管「A 系
統ドライウェルスプレイ配管分岐点～A 系統テスト配管分岐点」の使用温度と同じ 174 ℃とする。

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径は，メーカ社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計基準対象施設の外径と同仕様で設計し，406.4 mm とする。
62

110

A 系統サプレッション・チェンバ
名スプレイ配管分岐点

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℃

174，100，148

外

mm

406.4

径

【設定根拠】（概要）
本配管は，A 系統サプレッション・チェンバスプレイ配管分岐点から 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，設計基準対象施設及び重大事故対処設備として，残留熱除去系ポンプ A によりサプレッション・チェンバのプール水を及びサプレッション・チェ

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

ンバへ供給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

設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，残留熱除去系熱交換器 A の最高使用圧力と同じ 3.45 MPa とする。
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
熱交換器 A 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

設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，残留熱除去系ポンプ A の吐出圧力からオリフィスの圧損等を考慮し，サプレッション・チェンバの最高使用圧力 0.310 MPa を上回る 0.86 MPa とする。
本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，残留熱除去系ポンプ A の吐出圧力からオリフィスの圧損等を考慮し，当該配管を使用する重大事故等時におけるサプレッション・
チェンバの使用圧力 0.493 MPa を上回る 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

174 ℃

設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，主配管「A 系統テスト配管分岐点～A 系統サプレッション・チェンバスプレイ配管分岐点」の最高使用温度と同じ 174 ℃とす
る。

63

111

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主配管「A 系
統テスト配管分岐点～A 系統サプレッション・チェンバスプレイ配管分岐点」の使用温度と同
じ 174 ℃とする。
2.2 最高使用温度

100 ℃，148 ℃

設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，サプレッション・プール冷却モ
ード運転時の温度℃を上回り，昭和 48 年 4 月 9 日付け 47 公第 12076 号にて認可された工事計画の添付書類「Ⅲ-2-1

原子炉格納容器の設計条件に関する説明書」において原子炉冷却材喪失時の原子炉格納容器の応答解析でのサプレッション・チェンバの最高温度が℃を上回る 100 ℃とする。
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サプレッショ
ン・チェンバの使用温度と同じ 148 ℃とする。

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

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，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径は，メーカ社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計基準対象施設の外径と同仕様で設計し，406.4 mm とする。

64

112

A 系統代替循環冷却系テスト配管合流点
名称～
サプレッション・チェンバ

最 高 使 用 圧 力

MPa

0.86

最 高 使 用 温 度℃

100，148

外

mm

406.4

径

【設定根拠】（概要）
本配管は，A 系統代替循環冷却系テスト配管合流点からサプレッション・チェンバを接続する配管であり，設計基準対象施設として，残留熱除去系ポンプ A によりサプレッション・チェ
ンバのプール水をサプレッション・チェンバへ供給するために設置する。
重大事故対処施設としては，残留熱除去系ポンプ A 及び代替循環冷却系ポンプ A によりサプ

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

レッション・チェンバのプール水をサプレッション・チェンバへ供給するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，残留熱除去系ポンプ A の吐出圧力からオリフィスの圧損等を考慮し，サプレッション・チェンバの最高使用圧力 0.310 MPa を上回る 0.86 MPa とする。
本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，残留熱除去系ポンプ A 及び代替循環
冷却系ポンプ A の吐出圧力からオリフィスの圧損等を考慮し，当該配管を使用する重大事故等時におけるサプレッション・チェンバの使用圧力 0.493 MPa を上回る 0.86 MPa とする。
2.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，サプレッション・プール冷却モ

ード運転時の温度℃を上回り，昭和 48 年 4 月 9 日付け 47 公第 12076 号にて認可された工事計画の添付書類「Ⅲ-2-1

原子炉格納容器の設計条件に関する説明書」において原子炉冷却材喪失時の原子炉格納容器の応答解析でのサプレッション・チェンバの最高温度が℃を上回る 100 ℃とする。
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 80 ℃を上回り，重大事故等時におけるサプレッション・チェンバの使用温度と同じ 148 ℃とする。
3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，使用するポンプの中で容量が最大となる重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様
65113

であるため，本配管の外径は，メーカ社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

基準対象施設の外径と同仕様で設計し，406.4 mm とする。

66

114

B 系統テスト配管分岐点
名称～
B 系統代替循環冷却系原子炉注水配管合流点

最 高 使 用 圧 力

MPa

3.45

最 高 使 用 温 度

℃

174

外

mm

457.2

径

【設定根拠】（概要）
本配管は，B 系統テスト配管分岐点から B 系統代替循環冷却系原子炉注水配管合流点を接続する配管であり，設計基準対象施設として，残留熱除去系ポンプ B により原子炉冷却材を原子
炉圧力容器へ戻すため，サプレッション・チェンバのプール水を原子炉圧力容器及びサプレッ
ション・チェンバへ供給するため及び使用済燃料プール水を使用済燃料プールへ戻すために設置する。
重大事故等対処設備としては，残留熱除去系ポンプ B により原子炉冷却材を原子炉圧力容器
NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1へ戻すため，サプレッション・チェンバのプール水を原子炉圧力容器及びサプレッション・チ
ェンバへ供給するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，残留熱除去系熱交換器 B の最高使用圧力と同じ 3.45 MPa とする。
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
熱交換器 B 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
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，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」の最高使用温度と同じ 174 ℃とする。
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。

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，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径は，メーカ社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計基準対象施設の外径と同仕様で設計し，457.2 mm とする。
67

115

B 系統代替循環冷却系原子炉注水配管合流点
名称～
B 系統原子炉停止時冷却系配管分岐点

最 高 使 用 圧 力

MPa

3.45

最 高 使 用 温 度

℃

174

外

mm

216.3，457.2

径【設定根拠】（概要）
本配管は，B 系統代替循環冷却系原子炉注水配管合流点から B 系統原子炉停止時冷却系配管
分岐点を接続する配管であり，設計基準対象施設として，残留熱除去系ポンプ B により原子炉
冷却材を原子炉圧力容器へ戻すため，サプレッション・チェンバのプール水を原子炉圧力容器
及びサプレッション・チェンバへ供給するため及び使用済燃料プール水を使用済燃料プールへ戻すために設置する。

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

重大事故対処設備として，残留熱除去系ポンプ B により原子炉冷却材を原子炉圧力容器へ戻すため，サプレッション・チェンバのプール水を原子炉圧力容器及びサプレッション・チェン
バへ供給するため，代替循環冷却系ポンプ B によりプール水を原子炉圧力容器へ供給するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，残留熱除去系熱交換器 B の最高使用圧力と同じ 3.45 MPa とする。
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 の吐出側使用圧力及び重大事故等時における残留熱除去系熱交換器 B 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
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，主配管「B 系統テスト配管分岐
点～B 系統代替循環冷却系原子炉注水配管合流点」の最高使用温度と同じ 174 ℃とする。
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 80 ℃を上回り，重大事故等時における主配管「B 系統テスト配管分岐
点～B 系統代替循環冷却系原子炉注水配管合流点」の使用温度と同じ 174 ℃とする。

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，使用するポンプの中で容量が最大となる重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様
68116であるため，本配管の外径は，メーカ社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計
基準対象施設の外径と同じ，457.2 mm とする。
代替循環冷却系との取合部新設配管の外径は，代替循環冷却系ポンプから供給される水は低圧であるため，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＊

Ｂ

Ｃ

Ｄ

Ｅ

（mm）

（mm）

（A）

2

（m ）

3

（m/s）

216.3

8.2

200

0.03138

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。

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

Ｃ＝π・
Ｅ＝

・

Ａ ２・Ｂ

2

Ｄ
・Ｃ

69

117

B 系統原子炉停止時冷却系配管分岐点
名称～
B 系統低圧注水系配管分岐点

最 高 使 用 圧 力

MPa

3.45

最 高 使 用 温 度

℃

174

外

mm

457.2

径

【設定根拠】（概要）
本配管は，B 系統原子炉停止時冷却系配管分岐点から B 系統低圧注水系配管分岐点を接続する配管であり，設計基準対象施設として，残留熱除去系ポンプ B によりサプレッション・チェ
ンバのプール水を原子炉圧力容器及びサプレッション・チェンバへ供給するため，使用済燃料
プール水を使用済燃料プールへ戻すために設置する。
重大事故対処設備として，残留熱除去系ポンプ B によりサプレッション・チェンバのプール

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

水を原子炉圧力容器及びサプレッション・チェンバへ供給するため，代替循環冷却系ポンプ B
によりプール水を原子炉圧力容器へ供給するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，残留熱除去系熱交換器 B の最高使用圧力と同じ 3.45 MPa とする。
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 の吐出側使用圧力及び重大事故等時における残留熱除去系熱交換器 B 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
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，主配管「B 系統代替循環冷却系
原子炉注水配管合流点～B 系統原子炉停止時冷却系配管分岐点」の最高使用温度と同じ 174 ℃とする。
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 80 ℃を上回り，重大事故等時における主配管「B 系統代替循環冷却系
原子炉注水配管合流点～B 系統原子炉停止時冷却系配管分岐点」の使用温度と同じ 174 ℃とする。

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，使用するポンプの中で容量が最大となる重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様
70118であるため，本配管の外径は，メーカ社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

基準対象施設の外径と同じ，457.2 mm とする。

71

119

B 系統低圧注水系配管分岐点
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℃

174，100，148

外mm406.4，457.2

径【設定根拠】（概要）
本配管は，B 系統低圧注水系配管分岐点から 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，設計基準対象施設として，残留熱除去系ポンプ B によりサプレッション・チ
ェンバのプール水をサプレッション・チェンバへ供給するため，使用済燃料プール水を使用済
燃料プールへ戻すために設置する。
重大事故等対処設備としては，残留熱除去系ポンプ B によりサプレッション・チェンバのプ

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

ール水をサプレッション・チェンバへ供給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

設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，残留熱除去系熱交換器 B の最高使用圧力と同じ 3.45 MPa とする。
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
熱交換器 B 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

設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，残留熱除去系ポンプ B の吐出圧力からオリフィスの圧損等を考慮し，サプレッション・チェンバの最高使用圧力 0.310 MPa を上回る 0.86 MPa とする。
本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，残留熱除去系ポンプ B の吐出圧力からオリフィスの圧損等を考慮し，当該配管を使用する重大事故等時におけるサプレッション・
チェンバの使用圧力 0.493 MPa を上回る 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

174 ℃

設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，主配管「B 系統原子炉停止時冷却系配管分岐点～B 系統低圧注水系配管分岐点」の最高使用温度と同じ 174 ℃とする。
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主配管「B 系72120

統原子炉停止時冷却系配管分岐点～B 系統低圧注水系配管分岐点」の使用温度と同じ 174 ℃とする。
2.2 最高使用温度

100 ℃，148 ℃

設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，サプレッション・プール冷却モ
ード運転時の温度℃を上回り，昭和 48 年 4 月 9 日付け 47 公第 12076 号にて認可された工事計画の添付書類「Ⅲ-2-1

原子炉格納容器の設計条件に関する説明書」において原子炉冷却材喪失時の原子炉格納容器の応答解析でのサプレッション・チェンバの最高温度が℃を上回る 100 ℃とする。
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 80 ℃を上回り，重大事故等時におけるサプレッション・チェンバの使用温度と同じ 148 ℃とする。

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

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，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径は，メーカ社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計基準対象施設の外径と同仕様で設計し，406.4 mm，457.2 mm とする。

73

121

B 系統代替循環冷却系テスト配管合流点
名称～
サプレッション・チェンバ

最 高 使 用 圧 力

MPa

0.86

最 高 使 用 温 度℃

100，148外mm

216.3，406.4

径【設定根拠】（概要）
本配管は，B 系統代替循環冷却系テスト配管合流点からサプレッション・チェンバを接続する配管であり，設計基準対象施設として，残留熱除去系ポンプ B によりサプレッション・チェ
ンバのプール水をサプレッション・チェンバへ供給するために設置する。
重大事故対処設備として，残留熱除去系ポンプ B 及び代替循環冷却系ポンプ B によりサプレ

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1ッション・チェンバのプール水をサプレッション・チェンバへ供給するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，残留熱除去系ポンプ B の吐出圧力からオリフィスの圧損等を考慮し，サプレッション・チェンバの最高使用圧力 0.310 MPa を上回る 0.86 MPa とする。
本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，残留熱除去系ポンプ B 及び代替循環
冷却系ポンプ B の吐出圧力からオリフィスの圧損等を考慮し，当該配管を使用する重大事故等時におけるサプレッション・チェンバの使用圧力 0.493 MPa を上回る 0.86 MPa とする。
2.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，サプレッション・プール冷却

モード運転時の温度℃を上回り，昭和 48 年 4 月 9 日付け 47 公第 12076 号にて認可された工事計画の添付書類「Ⅲ-2-1 原子炉格納容器の設計条件に関する説明書」において原子炉冷却材喪失時の原子炉格納容器の応答解析でのサプレッション・チェンバの最高温度が℃を上回る 100 ℃とする。
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 80 ℃を上回り，重大事故等時におけるサプレッション・チェンバの使用温度と同じ 148 ℃とする。
3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，使用するポンプの中で容量が最大となる重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様
74122であるため，本配管の外径は，メーカ社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計
基準対象施設の外径と同仕様で設計し，406.4 mm とする。

代替循環冷却系との取合部新設配管の外径は，代替循環冷却系ポンプから供給される水は低圧であるため，エロージョン，圧力損失・施工性等を考慮し，先行プラントの低圧水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＊

Ｂ

Ｃ

Ｄ

Ｅ

（mm）

（mm）

（A）

2

（m ）

3

（m/s）

216.3

8.2

200

0.03138

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。

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

Ｃ＝π・
Ｅ＝

・

Ａ ２・Ｂ

2

Ｄ
・Ｃ

75

123

A 系統ドライウェルスプレイ配管分岐点
名称～
A 系統原子炉停止時冷却系配管分岐点

最 高 使 用 圧 力

MPa

3.45

最 高 使 用 温 度

℃

174

外

mm

457.2

径

【設定根拠】（概要）
本配管は，A 系統ドライウェルスプレイ配管分岐点から A 系統原子炉停止時冷却系配管分岐点を接続する配管であり，設計基準対象施設及び重大事故等対処設備として，残留熱除去系ポンプ A により原子炉冷却材を原子炉圧力容器へ戻すため，サプレッション・チェンバのプール
水を原子炉圧力容器へ供給するために設置する。

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，残留熱除去系熱交換器 A の最高使用圧力と同じ 3.45 MPa とする。
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
熱交換器 A 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
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，主配管「A 系統代替循環冷却系
ポンプ吐出側合流点～A 系統ドライウェルスプレイ配管分岐点」の最高使用温度と同じ 174 ℃とする。
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主配管「A 系
統代替循環冷却系ポンプ吐出側合流点～A 系統ドライウェルスプレイ配管分岐点」の最高使用温度と同じ 174 ℃とする。

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径は，メーカ社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計基準対象施設の外径と同仕様で設計し，457.2 mm とする。

76

124

A 系統原子炉停止時冷却系配管分岐点
名称～
A 系統代替循環冷却系原子炉注水配管合流点

最 高 使 用 圧 力

MPa

3.45

最 高 使 用 温 度

℃

174

外

mm

355.6，457.2

径【設定根拠】（概要）
本配管は，A 系統原子炉停止時冷却系配管分岐点から A 系統代替循環冷却系原子炉注水配管
合流点を接続する配管であり，設計基準対象施設及び重大事故等対処設備として，残留熱除去系ポンプ A にてサプレッション・チェンバのプール水を原子炉圧力容器へ供給するために設置する。

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，残留熱除去系熱交換器 A の最高使用圧力と同じ 3.45 MPa とする。
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
熱交換器 A 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
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，主配管「A 系統ドライウェルス
プレイ配管分岐点～A 系統原子炉停止時冷却系配管分岐点」の最高使用温度と同じ 174 ℃とする。
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主配管「A 系
統ドライウェルスプレイ配管分岐点～A 系統原子炉停止時冷却系配管分岐点」の使用温度と同
じ 174 ℃とする。

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径は，メーカ社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計基準対象施設の外径と同仕様で設計し，355.6 mm，457.2 mm とする。

77

125

A 系統代替循環冷却系原子炉注水配管合流点
名称～
弁 E12-F042A

最 高 使 用 圧 力

MPa

3.45

最 高 使 用 温 度

℃

174

外

mm

216.3，318.5，355.6

径【設定根拠】（概要）
本配管は，A 系統代替循環冷却系原子炉注水配管合流点から弁 E12-F042A を接続する配管であり，設計基準対象施設として，残留熱除去系ポンプ A によりサプレッション・チェンバのプ
ール水を原子炉圧力容器へ供給するために設置する。
重大事故等対処設備としては，残留熱除去系ポンプ A 及び代替循環冷却系ポンプ A によりサ

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

プレッション・チェンバのプール水を原子炉圧力容器へ供給するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，残留熱除去系熱交換器 A の最高使用圧力と同じ 3.45 MPa とする。
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 の吐出側使用圧力及び重大事故等時における残留熱除去系熱交換器 A 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
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，主配管「A 系統原子炉停止時冷却系配管分岐点～A 系統代替循環冷却系原子炉注水配管合流点」の最高使用温度と同じ 174 ℃とする。
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 80 ℃を上回り，重大事故等時における主配管「A 系統原子炉停止時冷却系配管分岐点～A 系統代替循環冷却系原子炉注水配管合流点」の使用温度と同じ 174 ℃とする。

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，使用するポンプの中で容量が最大となる重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径は，メーカ社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計
基準対象施設の外径と同仕様で設計し，318.5 mm，355.6 mmとする。
78

126

代替循環冷却系との取合部新設配管の外径は，代替循環冷却系ポンプから供給される水は低圧であるため，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。
外径

厚さ

Ａ

Ｂ

（mm）

（mm）

216.3

8.2

流路面積

流量

流速＊

Ｃ

Ｄ

Ｅ

（A）

（m2）

（m3/h）（m/s）

200

0.03138

呼び径

標準流速
（m/s）

注記 ＊：流速及びその他のパラメータとの関係は以下のとおりとする。

Ｃ＝π・

Ａ ２・Ｂ

2

Ｄ
・Ｃ

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

Ｅ＝

・

79

127

B 系統低圧注水系配管分岐点
名称～
弁 E12-F042B

最 高 使 用 圧 力

MPa

3.45

最 高 使 用 温 度

℃

174

外

mm

318.5，355.6

径【設定根拠】（概要）
本配管は，B 系統低圧注水系配管分岐点から弁 E12-F042B を接続する配管であり，設計基準
対象施設として，残留熱除去系ポンプ B よりサプレッション・チェンバのプール水を原子炉圧力容器へ供給するために設置する。
重大事故等対処設備としては，残留熱除去系ポンプ B 及び代替循環冷却系ポンプ B によりサ

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

プレッション・チェンバのプール水を原子炉圧力容器へ供給するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，残留熱除去系熱交換器 B の最高使用圧力と同じ 3.45 MPa とする。
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 の吐出側使用圧力及び重大事故等時における残留熱除去系熱交換器 B 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
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，主配管「B 系統原子炉停止時冷却系配管分岐点～B 系統低圧注水系配管分岐点」の最高使用温度と同じ 174 ℃とする。
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 80 ℃を上回り，重大事故等時における主配管「B 系統原子炉停止時冷却系配管分岐点～B 系統低圧注水系配管分岐点」の使用温度と同じ 174 ℃とする。

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，使用するポンプの中で容量が最大となる重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径は，メーカ社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計
基準対象施設の外径と同仕様で設計し，318.5 mm，355.6 mmとする。

80

128

A 系統原子炉停止時冷却系配管分岐点
名称～
弁 E12-F053A

最 高 使 用 圧 力

MPa

3.45

最 高 使 用 温 度

℃

174

外

mm

318.5，355.6

径【設定根拠】（概要）
本配管は，A 系統原子炉停止時冷却系配管分岐点から弁 E12-F053A を接続する配管であり，設計基準対象施設及び重大事故等対処設備として，残留熱除去系ポンプ A により原子炉冷却材を原子炉圧力容器へ戻すために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，残留熱除去系熱交換器 A の最高使用圧力と同じ 3.45 MPa とする。
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
熱交換器 A 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
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，主配管「A 系統ドライウェルス
プレイ配管分岐点～A 系統原子炉停止時冷却系配管分岐点」の最高使用温度と同じ 174 ℃とする。
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主配管「A 系
統ドライウェルスプレイ配管分岐点～A 系統原子炉停止時冷却系配管分岐点」の使用温度と同
じ 174 ℃とする。

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径は，メーカ社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計基準対象施設の外径と同仕様で設計し，318.5 mm，355.6 mmとする。

81

129

B 系統原子炉停止時冷却系配管分岐点
名称～
弁 E12-F053B

最 高 使 用 圧 力

MPa

3.45

最 高 使 用 温 度

℃

174

外

mm

318.5，355.6

径【設定根拠】（概要）
本配管は，B 系統原子炉停止時冷却系配管分岐点から弁 E12-F053B を接続する配管であり，設計基準対象施設及び重大事故等対象設備として，残留熱除去系ポンプ B により原子炉冷却材を原子炉圧力容器へ戻すために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，残留熱除去系熱交換器 B の最高使用圧力と同じ 3.45 MPa とする。
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
熱交換器 B 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
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，主配管「B 系統代替循環冷却系
原子炉注水配管合流点～B 系統原子炉停止時冷却系配管分岐点」の最高使用温度と同じ 174 ℃とする。
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主配管「B 系
統代替循環冷却系原子炉注水配管合流点～B 系統原子炉停止時冷却系配管分岐点」の使用温度と同じ 174 ℃とする。

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径は，メーカ社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計基準対象施設の外径と同仕様で設計し，318.5 mm，355.6 mm とする。

82

130

A 系統サプレッション・チェンバ
スプレイ配管分岐点
名称～
格納容器スプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）

最 高 使 用 圧 力

MPa

3.45

最 高 使 用 温 度℃

174，77，148

外

mm

114.3

径

【設定根拠】（概要）
本配管は，A 系統サプレッション・チェンバスプレイ配管から格納容器スプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）を接続する配管であり，設計基準対象施設及び重大事故等対処設備として，残留熱除去系ポンプ A によりサプレッション・チェンバのプール水を格納容器スプNT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

レイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）へ供給するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，残留熱除去系熱交換器 A の最高使用圧力と同じ 3.45 MPa とする。
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
熱交換器 A 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

174 ℃

設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，主配管「A 系統テスト配管分岐点～A 系統サプレッション・チェンバスプレイ配管分岐点」の最高使用温度と同じ 174 ℃とする。
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主配管「A 系
統テスト配管分岐点～A 系統サプレッション・チェンバスプレイ配管分岐点」の使用温度と同
じ 174 ℃とする。
2.2 最高使用温度

77 ℃，148 ℃

設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，格納容器スプレイ冷却モード時の温度℃を上回る 77 ℃とする。

本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，当該配管を使用する重大事故等時におけるサプレッション・チェンバ温度約 143 ℃を上回る 148 ℃とする。
83

131

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，重大事故等時に使用するサプレッション・チェンバスプレイ容量を基に設定しており，重大事故等時に使用するサプレッション・
チェンバスプレイ容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径は，メーカ社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計基準対象施設のNT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

外径と同仕様で設計し，114.3 mm とする。

84

132

B 系統サプレッション・チェンバ
スプレイ配管分岐点
名称～
格納容器スプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）

最 高 使 用 圧 力

MPa

3.45

最 高 使 用 温 度℃

174，77，148

外

mm

114.3

径

【設定根拠】（概要）
本配管は，B 系統サプレッション・チェンバスプレイ配管から格納容器スプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）を接続する配管であり，設計基準対象施設及び重大事故等対処設備として，残留熱除去系ポンプ B によりサプレッション・チェンバのプール水を格納容器スプNT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

レイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）へ供給するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，残留熱除去系熱交換器 B の最高使用圧力と同じ 3.45 MPa とする。
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
熱交換器 B 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

174 ℃

設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，主配管「B 系統テスト配管分岐
点～B 系統サプレッション・チェンバスプレイ配管分岐点」の最高使用温度と同じ 174 ℃とする。
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主配管「B 系
統テスト配管分岐点～B 系統サプレッション・チェンバスプレイ配管分岐点」と同じ 174 ℃とする。
2.2 最高使用温度

77 ℃，148 ℃

設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，格納容器スプレイ冷却モード時の温度℃を上回る 77 ℃とする。

本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，当該配管を使用する重大事故等時におけるサプレッション・チェンバ温度約 143 ℃を上回る 148 ℃とする。
85

133

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，重大事故等時に使用するサプレッション・チェンバスプレイ容量を基に設定しており，重大事故等時に使用するサプレッション・
チェンバスプレイ容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径は，メーカ社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計基準対象施設のNT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

外径と同仕様で設計し，114.3 mm とする。

86

134

弁 E12-F042A
名～称

弁 E12-F041A
最 高 使 用 圧 力

MPa

8.62

最 高 使 用 温 度

℃

302

外

mm

318.5

径

【設定根拠】（概要）
本配管は，弁 E12-F042A から弁 E12-F041A を接続する配管であり，設計基準対象施設として，残留熱除去系ポンプ A によりサプレッション・チェンバのプール水を原子炉圧力容器へ供給するために設置する。
重大事故等対処設備として，残留熱除去系ポンプ A 及び代替循環冷却系ポンプ A によりサプ

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

レッション・チェンバのプール水を原子炉圧力容器へ供給するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，原子炉圧力容器の最高使用圧力と同じ 8.62 MPa とする。
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原子炉圧力容器の使用圧力と同じ 8.62 MPa とする。

2.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，原子炉圧力容器の最高使用温度と同じ 302 ℃とする。
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原子炉圧力容器の使用温度と同じ 302 ℃とする。

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，使用するポンプの中で容量が最大となる重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径は，メーカ社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計基準対象施設の外径と同仕様で設計し，318.5 mmとする。

87

135

弁 E12-F041A
名

称～
原子炉圧力容器

最 高 使 用 圧 力

MPa

8.62

最 高 使 用 温 度

℃

302

外

mm

318.5

径

【設定根拠】（概要）
本配管は，弁 E12-F041A から原子炉圧力容器を接続する配管であり，設計基準対象施設として，残留熱除去系ポンプ A によりサプレッション・チェンバのプール水を原子炉圧力容器へ供給するために設置する。
重大事故等対処設備として，残留熱除去系ポンプ A 及び代替循環冷却系ポンプ A によりサプ

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

レッション・チェンバのプール水を原子炉圧力容器へ供給するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，原子炉圧力容器の最高使用圧力と同じ 8.62 MPa とする。
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原子炉圧力容器の使用圧力と同じであるため 8.62 MPa とする。

2.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，原子炉圧力容器の最高使用温度と同じ 302 ℃とする。
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原子炉圧力容器の使用温度と同じ 302 ℃とする。

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，使用するポンプの中で容量が最大となる重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径は，メーカ社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計基準対象施設の外径と同仕様で設計し，318.5 mmとする。

88

136

弁 E12-F042B
名称～
弁 E12-F041B

最 高 使 用 圧 力

MPa

8.62

最 高 使 用 温 度

℃

302

外

mm

318.5

径

【設定根拠】（概要）
本配管は，弁 E12-F042B から弁 E12-F041B を接続する配管であり，設計基準対象施設として，残留熱除去系ポンプ B によりサプレッション・チェンバのプール水を原子炉圧力容器へ供給するために設置する。
重大事故等対処設備として，残留熱除去系ポンプ B 及び代替循環冷却系ポンプ B によりサプ

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

レッション・チェンバのプール水を原子炉圧力容器へ供給するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，原子炉圧力容器の最高使用圧力と同じ 8.62 MPa とする。
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原子炉圧力容器の使用圧力と同じ 8.62 MPa とする。

2.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，原子炉圧力容器の最高使用温度と同じ 302 ℃とする。
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原子炉圧力容器の使用温度と同じ 302 ℃とする。

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，使用するポンプの中で容量が最大となる重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径は，メーカ社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計
基準対象施設の外径と同仕様で設計し，318.5 mmとする。

89

137

弁 E12-F041B
名

称～
原子炉圧力容器

最 高 使 用 圧 力

MPa

8.62

最 高 使 用 温 度

℃

302

外

mm

318.5

径

【設定根拠】（概要）
本配管は，弁 E12-F041B から原子炉圧力容器を接続する配管であり，設計基準対象施設として，残留熱除去系ポンプ B によりサプレッション・チェンバのプール水を原子炉圧力容器へ供給するために設置する。
重大事故等対処設備として，残留熱除去系ポンプ B 及び代替循環冷却系ポンプ B によりサプ

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

レッション・チェンバのプール水を原子炉圧力容器へ供給するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，原子炉圧力容器の最高使用圧力と同じ 8.62 MPa とする。
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原子炉圧力容器の使用圧力と同じ 8.62 MPa とする。

2.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，原子炉圧力容器の最高使用温度と同じ 302 ℃とする。
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原子炉圧力容器の使用温度と同じ 302 ℃とする。

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，使用するポンプの中で容量が最大となる重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径は，メーカ社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した
設計基準対象施設の外径と同仕様で設計し，318.5 mm とする。

90

138

弁 E12-F042C
名～称

弁 E12-F041C
最 高 使 用 圧 力

MPa

8.62

最 高 使 用 温 度

℃

302

外

mm

318.5

径

【設定根拠】（概要）
本配管は，弁 E12-F042C から弁 E12-F041C を接続する配管であり，設計基準対象施設として，残留熱除去系ポンプ C によりサプレッション・チェンバのプール水を原子炉圧力容器へ供給するために設置する。
重大事故等対処設備としては，残留熱除去系ポンプ C によりサプレッション・チェンバのプ
ール水を原子炉圧力容器へ供給するため，常設低圧代替注水系ポンプ，可搬型代替注水大型ポNT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

ンプ及び可搬型代替注水中型ポンプにより代替淡水源（代替淡水貯槽及び西側淡水貯水設備）
又は海を水源とし，原子炉圧力容器へ供給するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，原子炉圧力容器の最高使用圧力と同じ 8.62 MPa とする。
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原子炉圧力容器の使用圧力と同じ 8.62 MPa とする。

2.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，原子炉圧力容器の最高使用温度と同じ 302 ℃とする。
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原子炉圧力容器の使用温度と同じ 302 ℃とする。

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，使用するポンプの中で容量が最大となる重大事故等時に使用する残留熱除去系 ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径は，メーカ社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計基準対象施設の外径と同仕様で設計し，318.5 mmとする。

91

139

弁 E12-F041C
名

称～
原子炉圧力容器

最 高 使 用 圧 力

MPa

8.62

最 高 使 用 温 度

℃

302

外

mm

318.5

径

【設定根拠】（概要）
本配管は，弁 E12-F041C から原子炉圧力容器を接続する配管であり，設計基準対象施設として，残留熱除去系ポンプ C によりサプレッション・チェンバのプール水を原子炉圧力容器へ供給するために設置する。
重大事故等対処設備としては，残留熱除去系ポンプ C によりサプレッション・チェンバのプ
ール水を原子炉圧力容器へ供給するため，常設低圧代替注水系ポンプ，可搬型代替注水大型ポNT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

ンプ及び可搬型代替注水中型ポンプにより代替淡水源（代替淡水貯槽及び西側淡水貯水設備）
又は海を水源とし，原子炉圧力容器へ供給するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，原子炉圧力容器の最高使用圧力と同じ 8.62 MPa とする。
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原子炉圧力容器の使用圧力と同じ 8.62 MPa とする。

2.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，原子炉圧力容器の最高使用温度と同じ 302 ℃とする。
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原子炉圧力容器の使用温度と同じ 302 ℃とする。

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，使用するポンプの中で容量が最大となる重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径は，メーカ社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計基準対象施設の外径と同仕様で設計し，318.5 mmとする。

92

140

弁 E12-F053A
名～称

弁 E12-F050A
最 高 使 用 圧 力

MPa

10.7

最 高 使 用 温 度

℃

302

外

mm

318.5

径

【設定根拠】（概要）
本配管は，弁 E12-F053A から弁 E12-F050A を接続する配管であり，設計基準対象施設及び重大事故等対処設備として，残留熱除去系ポンプ A により原子炉冷却材を原子炉圧力容器へ戻すために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，主配管「弁 E12-F050A～再循環
系ポンプ A 吐出管合流点」の最高使用圧力と同じ 10.7 MPa とする。
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主配管「弁E12-F050A～再循環系ポンプ A 吐出管合流点」の使用圧力と同じ 10.7 MPa とする。

2.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，主配管「弁 E12-F050A～再循環
系ポンプ A 吐出管合流点」の最高使用温度と同じ 302 ℃とする。
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主配管「弁E12-F050A～再循環系ポンプ A 吐出管合流点」の使用温度と同じ 302 ℃とする。

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径は，メーカ社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計基準対象施設の外径と同仕様で設計し，318.5 mmとする。

93

141

弁 E12-F050A
名称～
再循環系ポンプ A 吐出管合流点

最 高 使 用 圧 力

MPa

10.7

最 高 使 用 温 度

℃

302

外

mm

318.5

径

【設定根拠】（概要）
本配管は，弁 E12-F050A から再循環系ポンプ A 吐出管合流点を接続する配管であり，設計基
準対象施設及び重大事故等対処設備として，残留熱除去系ポンプ A により原子炉冷却材を原子
炉圧力容器へ戻すために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，接続する原子炉冷却材再循環系

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1のポンプ吐出側配管の最高使用圧力 10.69 MPa を上回る 10.7 MPa とする。
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原子炉冷却材
再循環系のポンプ吐出側配管の使用圧力 10.69 MPa を上回る 10.7 MPa とする。

2.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，接続する原子炉冷却材再循環系のポンプ吐出側配管の最高使用温度と同じ 302 ℃とする。
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原子炉冷却材
再循環系のポンプ吐出側配管の使用温度と同じ 302 ℃とする。

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径は，メーカ社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計基準対象施設の外径と同仕様で設計し，318.5 mmとする。

94

142

弁 E12-F053B
名称～
弁 E12-F050B

最 高 使 用 圧 力

MPa

10.7

最 高 使 用 温 度

℃

302

外

mm

318.5

径

【設定根拠】（概要）
本配管は，弁 E12-F053B から弁 E12-F050B を接続する配管であり，設計基準対象施設及び重大事故等対処設備として，残留熱除去系ポンプ B により原子炉冷却材を原子炉圧力容器へ戻すために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，主配管「弁 E12-F050B～再循環
系ポンプ B 吐出管合流点」の最高使用圧力と同じ 10.7 MPa とする。
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主配管「弁E12-F050B～再循環系ポンプ B 吐出管合流点」の使用圧力と同じ 10.7 MPa とする。

2.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，主配管「弁 E12-F050B～再循環
系ポンプ B 吐出管合流点」の最高使用温度と同じ 302 ℃とする。
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主配管「弁E12-F050A～再循環系ポンプ A 吐出管合流点」の使用温度と同じ 302 ℃とする。

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径は，メーカ社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計基準対象施設の外径と同仕様で設計し，318.5 mm とする。

95

143

弁 E12-F050B
名称～
再循環系ポンプ B 吐出管合流点

最 高 使 用 圧 力

MPa

10.7

最 高 使 用 温 度

℃

302

外

mm

318.5

径

【設定根拠】（概要）
本配管は，弁 E12-F050B から再循環系ポンプ B 吐出管合流点を接続する配管であり，設計基
準対象施設及び重大事故等対処設備として，残留熱除去系ポンプ B により原子炉冷却材を原子
炉圧力容器へ戻すために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-10 R1

設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，接続する原子炉冷却材再循環系のポンプ吐出側配管の最高使用圧力 10.69 MPa を上回る 10.7 MPa とする。
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原子炉冷却材
再循環系のポンプ吐出側配管の使用圧力 10.69 MPa を上回る 10.7 MPa とする。

2.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，接続する原子炉冷却材再循環系のポンプ吐出側配管の最高使用温度と同じ 302 ℃とする。
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原子炉冷却材
再循環系のポンプ吐出側配管の使用温度と同じ 302 ℃とする。

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する残留熱除去系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径は，メーカ社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計基準対象施設の外径と同仕様で設計し，318.5 mmとする。

96

144

工事計画認可申請

第 4-3-2 図

東海第二発電所
名称

原子炉冷却系統施設
残留熱除去設備に係る機器の配置を明示した図面（2／4）
日本原子力発電株式会社
8827

145

工事計画認可申請

第 4-3-3 図

東海第二発電所
名称

原子炉冷却系統施設
残留熱除去設備に係る機器の配置を明示した図面（3／4）
日本原子力発電株式会社
8827

146

工事計画認可申請

第 4-3-4 図

東海第二発電所
名称

原子炉冷却系統施設
残留熱除去設備に係る機器の配置を明示した図面（4／4）
日本原子力発電株式会社
8824

147

工事計画認可申請

第 4-3-1-1 図

東海第二発電所
名称

原子炉冷却系統施設のうち
残留熱除去設備（残留熱除去系）に係る主配管の配置を明示した図面（1／11）
日本原子力発電株式会社
8807

148

工事計画認可申請

第 4-3-1-2 図

東海第二発電所
名称

原子炉冷却系統施設のうち
残留熱除去設備（残留熱除去系）に係る主配管の配置を明示した図面（2／11）
日本原子力発電株式会社
8807

149

工事計画認可申請

第 4-3-1-3 図

東海第二発電所
名称

原子炉冷却系統施設のうち
残留熱除去設備（残留熱除去系）に係る主配管の配置を明示した図面（3／11）
日本原子力発電株式会社
8807

150

工事計画認可申請

第 4-3-1-4 図

東海第二発電所
名称

原子炉冷却系統施設のうち
残留熱除去設備（残留熱除去系）に係る主配管の配置を明示した図面（4／11）
日本原子力発電株式会社
8807

151

工事計画認可申請

第 4-3-1-5 図

東海第二発電所
名称

原子炉冷却系統施設のうち
残留熱除去設備（残留熱除去系）に係る主配管の配置を明示した図面（5／11）
日本原子力発電株式会社
8807

152

工事計画認可申請

第 4-3-1-6 図

東海第二発電所
名。 称。

原子炉冷却系統施設のうち
残留熱除去設備（残留熱除去系）に係る主配管の配置を明示した図面（6／11）
日本原子力発電株式会社
8807

153

工事計画認可申請

第 4-3-1-7 図

東海第二発電所
名称

原子炉冷却系統施設のうち
残留熱除去設備（残留熱除去系）に係る主配管の配置を明示した図面（7／11）
日本原子力発電株式会社
8807

154

工事計画認可申請

第 4-3-1-8 図

東海第二発電所
名称

原子炉冷却系統施設のうち
残留熱除去設備（残留熱除去系）に係る主配管の配置を明示した図面（8／11）
日本原子力発電株式会社
8807

155

工事計画認可申請

第 4-3-1-9 図

東海第二発電所
名称

原子炉冷却系統施設のうち
残留熱除去設備（残留熱除去系）に係る主配管の配置を明示した図面（9／11）
日本原子力発電株式会社
8807

156

工事計画認可申請

第 4-3-1-10 図

東海第二発電所
名称

原子炉冷却系統施設のうち
残留熱除去設備（残留熱除去系）に係る主配管の配置を明示した図面（10／11）
日本原子力発電株式会社
8807

157

工事計画認可申請

第 4-3-1-11 図

東海第二発電所
名称

原子炉冷却系統施設のうち
残留熱除去設備（残留熱除去系）に係る主配管の配置を明示した図面（11／11）
日本原子力発電株式会社
8807

158

第 4-3-1-1 図～第 4-3-1-11 図 原子炉冷却系統施設のうち残留熱除去設備（残留熱除去系）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.7＊- 管継手
主要寸法

許容範囲

（mm）
外径

558.8

＋6.4 mm根拠ＪＩＳ Ｂ ２３１３による材料公差－4.8 mm【プラス側公差】
厚さ15.9＋規定しないＪＩＳ Ｂ ２３１３による材料公差【マイナス側公差】
製造能力，製造実績を考慮したメーカ基準

NT2 補③ 公差表 R1

管 NO.8＊
主要寸法

許容範囲

（mm）

根

拠

外径

457.2

製造能力，製造実績を考慮したメーカ基準

厚さ

14.3

同上

管 NO.8＊- 管継手
主要寸法

許容範囲

（mm）
外径

457.2

＋4.0 mm根拠ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差－3.2 mm【プラス側公差】
厚さ14.3＋規定しないＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差【マイナス側公差】
製造能力，製造実績を考慮したメーカ基準

1

159

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

許容範囲

（mm）
外径

457.2

厚さ

14.3

＋4.0 mm根拠ＪＩＳ Ｂ ２３１３による材料公差－3.2 mm＋規定しない－12.5 ％

同上

管 NO.10＊- 管継手
主要寸法

許容範囲

NT2 補③ 公差表 R1

（mm）
外径

457.2

厚さ

14.3

＋4.0 mm根拠ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差－3.2 mm＋規定しない－12.5 ％

同上

管 NO.11＊- 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－12.5 ％

同上

管 NO.12＊- 管継手
主要寸法

許容範囲

（mm）
外径

406.4

厚さ

12.7

＋4.0 mm根拠ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差－3.2 mm＋規定しない－12.5 ％

同上

2

160

工事計画記載の公称値の許容範囲（続き）
管 NO.18＊- 管継手
主要寸法

許容範囲

（mm）
外径

457.2

厚さ

14.3

＋4.0 mm根拠ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差－3.2 mm＋規定しない－12.5 ％

同上

管 NO.19＊- 管継手
主要寸法

許容範囲

NT2 補③ 公差表 R1

（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－12.5 ％

同上

管 NO.25＊- 管継手
主要寸法

許容範囲

（mm）
外径

406.4

厚さ

12.7

＋4.0 mm根拠ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差－3.2 mm＋規定しない－12.5 ％

同上

管 NO.26＊- 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－12.5 ％

同上

3

161

工事計画記載の公称値の許容範囲（続き）
管 NO.27＊- 管継手
主要寸法

許容範囲

（mm）
外径

355.6

厚さ

11.1

＋4.0 mm根拠ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差－3.2 mm＋規定しない－12.5 ％

同上

管 NO.29＊- 管継手
主要寸法

許容範囲

NT2 補③ 公差表 R1E

（mm）
外径

114.3

厚さ

6.0

注

±1.6 mm根拠ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差＋規定しない－12.5 ％

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。

4

162

工事計画認可申請

第 4-3-1-12 図

東海第二発電所
名称

原子炉冷却系統施設のうち残留熱除去設備（残留熱除去系）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
8918

163

工事計画認可申請

第 4-3-1-13 図

東海第二発電所
名称

原子炉冷却系統施設のうち残留熱除去設備（残留熱除去系）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
8909

164

工事計画認可申請

第 4-3-1-14 図

東海第二発電所
名称

原子炉冷却系統施設のうち残留熱除去設備（残留熱除去系）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
8918

165

工事計画認可申請

第 4-3-1-15 図

東海第二発電所
名称

原子炉冷却系統施設のうち残留熱除去設備（残留熱除去系）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
8909

166

工事計画認可申請

第 4-3-1-16 図

東海第二発電所
名 原子炉冷却系統施設のうち残留熱除去設備（残留熱除去系）の系統図（5／6）
称（設計基準対象施設）
日本原子力発電株式会社
8620

167

工事計画認可申請

第 4-3-1-17 図

東海第二発電所
名 原子炉冷却系統施設のうち残留熱除去設備（残留熱除去系）の系統図（6／6）
称（重大事故等対処設備）
日本原子力発電株式会社
8620

168

第
第 4-3-1-3-4
4-3-1-18図図

原子炉冷却系統施設
残留熱除去設備（残留熱除去系）の構造図
E12-F005

7Y11 1698807

第第 4-3-1-3-1
4-3-1-19 図図

原子炉冷却系統施設
残留熱除去設備（残留熱除去系）の構造図
E12-F025A，B，C

8807
7Y11

170

第 4-3-1-20 図

原子炉冷却系統施設
残留熱除去設備（残留熱除去系）の構造図
E12-FF028

8807

171

第 4-3-1-21 図

原子炉冷却系統施設 残留熱除去設備（残留熱除去系）の構造図 E12-F050B

8807

172

第 4-3-1-22 図

原子炉冷却系統施設
残留熱除去設備（残留熱除去系）の構造図
E12-F053A

8807

173

第 4-3-1-23 図

原子炉冷却系統施設
残留熱除去設備（残留熱除去系）の構造図
E12-F053B

。

8807

174