東海第二発電所 工事計画審査資料
資料番号

補足-140-1 改 5

提出年月日

平成 30 年 10 月 1 日

設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する説明書に係る補足説明資料のうち補足-140-1【基本設計方針から工認添付説明書および様式－１への展開表（原子炉本体）】平成 30 年 10 月
日本原子力発電株式会社

基本設計方針から工認添付説明書および様式－１への展開表【対象施設：原子炉本体】
基本設計方針変 更

前変 更

工認添付説明書との関係

後

用語の定義は「発電用原子力設備に関する技術基準

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

様式１への反映結果－－（用語の定義のみ）

則」並びにこれらの解釈による。

火災，4.

溢水等，5.

設備に対する要求現象，3.

火災，4.

溢水等，5.

設備に対する要求（5.5 安全弁等，5.6 逆止め弁，5.7 内燃機関，5.8（5.5 安全弁等，5.6 逆止め弁，5.7 内燃機関，5.8

電気設備の設計条件を除く。
），6. その他」の基本設計

電気設備の設計条件を除く。
），6. その他」の基本設計

方針については，原子炉冷却系統施設の基本設計方針

方針については，原子炉冷却系統施設の基本設計方針「第１章 共通項目」に基づく設計とする。

「第１章 共通項目」に基づく設計とする。

第２章 個別項目

第２章 個別項目

1.

1.

炉心等

共通的に適用される設計

原子炉本体の共通項目である「1. 地盤等，2. 自然原子炉本体の共通項目である「1. 地盤等，2. 自然現象，3.

1.

第１章 共通項目

第１章 共通項目－

炉心等

燃料体（燃料要素及びその他の部品を含む。
）は，設

燃料体（燃料要素及びその他の部品を含む。
）は，設置（変更）許可を受けた仕様となる構造及び設計とす

置（変更）許可を受けた仕様となる構造及び設計とす

る。

る。

－－
（追加要求事項なし）【23 条 1】
燃料体，減速材及び反射材並びに炉心支持構造物の燃料体，減速材及び反射材並びに炉心支持構造物の材料は，通常運転時における原子炉運転状態に対応し材料は，通常運転時における原子炉運転状態に対応した圧力，温度条件，燃料使用期間中の燃焼度，中性子照た圧力，温度条件，燃料使用期間中の燃焼度，中性子照

射量及び水質の組み合わせのうち想定される最も厳し

射量及び水質の組み合わせのうち想定される最も厳しい条件において，耐放射線性，寸法安定性，耐熱性，核い条件において，耐放射線性，寸法安定性，耐熱性，核－性質及び強度のうち必要な物理的性質並びに，耐食性， 性質及び強度のうち必要な物理的性質並びに，耐食性，水素吸収特性及び化学的安定性のうち必要な化学的性

水素吸収特性及び化学的安定性のうち必要な化学的性質を保持し得る材料を使用する。

質を保持し得る材料を使用する。

－（追加要求事項なし）【23 条 2】
燃料体は炉心支持構造物で支持され，その荷重は原子炉圧力容器に伝えられる設計とする。

燃料体は炉心支持構造物で支持され，その荷重は原子炉圧力容器に伝えられる設計とする。

－【23 条 7】
燃料体は，通常運転時における発電用原子炉内の最燃料体は，通常運転時における発電用原子炉内の最－1－（追加要求事項なし）－

基本設計方針変 更前

変 更工認添付説明書との関係

後

高使用圧力，自重，附加荷重，核分裂生成物の蓄積によ

高使用圧力，自重，附加荷重，核分裂生成物の蓄積による燃料被覆材の内圧上昇，熱応力等の荷重に耐える設る燃料被覆材の内圧上昇，熱応力等の荷重に耐える設計とする。また，輸送中又は取扱中において，著しい変計とする。また，輸送中又は取扱中において，著しい変形を生じない設計とする。

形を生じない設計とする。

様式１への反映結果（追加要求事項なし）【23 条 4】炉心支持構造物は，最高使用圧力，自重，附加荷重及炉心支持構造物は，最高使用圧力，自重，附加荷重及び地震力に加え，熱応力の荷重に耐える設計とする。

び地震力に加え，熱応力の荷重に耐える設計とする。

－【23 条 5】
炉心は，通常運転時又は運転時の異常な過渡変化時

炉心は，通常運転時又は運転時の異常な過渡変化時に発電用原子炉の運転に支障が生ずる場合において，に発電用原子炉の運転に支障が生ずる場合において，原子炉冷却系統，原子炉停止系統，反応度制御系統，計原子炉冷却系統，原子炉停止系統，反応度制御系統，計

測制御系統及び安全保護回路（安全保護系）の機能と併測制御系統及び安全保護回路（安全保護系）の機能と併せて機能することにより燃料要素の許容損傷限界を超せて機能することにより燃料要素の許容損傷限界を超えない設計とする。

えない設計とする。

－－（追加要求事項なし）－（追加要求事項なし）【23 条 6】
炉心部は燃料体，制御棒及び支持構造物からなり，上炉心部は燃料体，制御棒及び支持構造物からなり，上下端が半球状の円筒形鋼製圧力容器に収容される。原下端が半球状の円筒形鋼製圧力容器に収容される。原

子炉圧力容器の外側には，遮蔽壁を設置する。

子炉圧力容器の外側には，遮蔽壁を設置する。

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

炉心支持構造物は，通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時において，発電用原子炉を安化時及び設計基準事故時において，発電用原子炉を安全に停止し，かつ，停止後に炉心の冷却機能を維持でき全に停止し，かつ，停止後に炉心の冷却機能を維持できる設計とする。

る設計とする。

－－（追加要求事項なし）【23 条 3】
なお，熱遮蔽材は設けない設計とする。

なお，熱遮蔽材は設けない設計とする。
【24 条 1】2.

2.

原子炉圧力容器－原子炉圧力容器

2.1 原子炉圧力容器本体2.1 原子炉圧力容器本体
原子炉圧力容器の原子炉冷却材圧力バウンダリに係

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

本設計方針「第２章

本設計方針「第２章

個別項目－（追加要求事項なし）

3.

原子炉冷却材の個別項目

3.

－

原子炉冷却材の循環設備 3.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ」に基づ

循環設備 3.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ」に基づく設計とする。

く設計とする。
2－（追加要求事項なし）

基本設計方針変 更前

変 更工認添付説明書との関係

後

様式１への反映結果【27 条 1～14】
原子炉圧力容器は，円筒形の胴部に半球形の下鏡を

原子炉圧力容器は，円筒形の胴部に半球形の下鏡を付した鋼製容器に，半球形の鋼製上部ふたをボルト締付した鋼製容器に，半球形の鋼製上部ふたをボルト締めする構造であり，再循環水出ロノズル，再循環水入ロめする構造であり，再循環水出ロノズル，再循環水入ロノズル，主蒸気ノズル，給水ノズル等を取り付ける設計

ノズル，主蒸気ノズル，給水ノズル等を取り付ける設計とする。とする。

－－（追加要求事項なし）【23 条 10】
原子炉圧力容器内の原子炉冷却材の流路は，再循環

原子炉圧力容器内の原子炉冷却材の流路は，再循環系ポンプにより，再循環水入口ノズルから原子炉圧力系ポンプにより，再循環水入口ノズルから原子炉圧力容器内に導かれ，ジェットポンプによりチャンネル・ボ容器内に導かれ，ジェットポンプによりチャンネル・ボックスが形成した原子炉冷却材の流路を炉心の下方かックスが形成した原子炉冷却材の流路を炉心の下方から上方向に流れ，主蒸気ノズルから出る設計とする。

ら上方向に流れ，主蒸気ノズルから出る設計とする。

－－（追加要求事項なし）【23 条 9】原子炉圧力容器の支持方法は，原子炉圧力容器スカ

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

よって水平方向に支持する設計とする。

－－（追加要求事項なし）【23 条 11】

原子炉圧力容器は最低使用温度を 21℃に設定し，関原子炉圧力容器は最低使用温度を 21 ℃に設定し，関連温度（初期）を-12 ℃以下に設定することで脆性破壊連温度（初期）を-12 ℃以下に設定することで脆性破壊が生じない設計とする。

が生じない設計とする。

－－（追加要求事項なし）【17 条 8】

中性子照射脆化の影響を受ける原子炉圧力容器にあ中性子照射脆化の影響を受ける原子炉圧力容器にあっては，日本電気協会「原子力発電所用機器に対する破Ⅴ-1-2-2

原子炉圧力容器の脆性破壊防止に関する説（要求事項に変更があるが，基本設計方針に変更のなっては，日本電気協会「原子力発電所用機器に対する破明書

壊靭性の確認試験方法」（ＪＥＡＣ４２０６）に基づき， 壊靭性の確認試験方法」（ＪＥＡＣ４２０６）に基づき，2. 基本方針

い，本工認で必要な設計）

適切な破壊じん性を有する設計とする。

適切な破壊じん性を有する設計とする。

3. 脆性破壊防止に対する設計(1) 基本方針及び評価方針の設定【14 条 20】

4. 評価対象と評価方法(2) 評価方法の設定

6. 最低使用温度に基づく評価(3) 評価の実施

2.

原子炉本体の設計

7. 関連温度に基づく評価
8. 上部棚吸収エネルギーの評価
チャンネル・ボックスは，制御棒をガイドし，燃料集合体を保護する設計とする。

チャンネル・ボックスは，制御棒をガイドし，燃料集合体を保護する設計とする。

－【23 条 12】2.2 監視試験片2.2 監視試験片－
3－（追加要求事項なし）－

基本設計方針変 更前

変 更工認添付説明書との関係

後

１メガ電子ボルト以上の中性子の照射を受ける原子

１メガ電子ボルト以上の中性子の照射を受ける原子炉圧力容器は，当該容器が想定される運転状態におい炉圧力容器は，当該容器が想定される運転状態において脆性破壊を引き起こさないようにするために，施設て脆性破壊を引き起こさないようにするために，施設時に適用された告示「発電用原子力設備に関する構造時に適用された告示「発電用原子力設備に関する構造様式１への反映結果（追加要求事項なし）

等の技術基準（昭和 45 年通商産業省告示第５０１号）」 等の技術基準（昭和 45 年通商産業省告示第５０１号）」
を満足し，機械的強度及び破壊じん性の変化を確認でを満足し，機械的強度及び破壊じん性の変化を確認できる個数の監視試験片を原子炉圧力容器内部に挿入すきる個数の監視試験片を原子炉圧力容器内部に挿入することにより，照射の影響を確認できる設計とする。

ることにより，照射の影響を確認できる設計とする。
【22 条 1】

監視試験片は，適用可能な日本電気協会「原子炉構造監視試験片は，適用可能な日本電気協会「原子炉構造材の監視試験方法」（ＪＥＡＣ４２０１）により，取り材の監視試験方法」（ＪＥＡＣ４２０１）により，取り出し及び監視試験を実施する。

出し及び監視試験を実施する。

－－（追加要求事項なし）【22 条 2】3.

流体振動等による損傷の防止

3.

流体振動等による損傷の防止

燃料体，炉心支持構造物及び原子炉圧力容器は，原子燃料体，炉心支持構造物及び原子炉圧力容器は，原子炉冷却材の循環，沸騰その他の原子炉冷却材の挙動に炉冷却材の循環，沸騰その他の原子炉冷却材の挙動により生じる流体振動又は温度差のある流体の混合そのより生じる流体振動又は温度差のある流体の混合その他の原子炉冷却材の挙動により生じる温度変動により他の原子炉冷却材の挙動により生じる温度変動により損傷を受けない設計とする。

損傷を受けない設計とする。

－－（追加要求事項なし）【19 条 1】

4.

主要対象設備原子炉本体の対象となる主要な設備について，「表 1原子炉本体の主要設備リスト」に示す。

4.

主要対象設備原子炉本体の対象となる主要な設備について，「表 1－原子炉本体の主要設備リスト」に示す。

4－（「主要設備リスト」による）