東海第二発電所 工事計画審査資料

本資料のうち，枠囲みの内容は，商業機密あるいは防護上の観点から公開できません

資料番号

工認-016 改 5

提出年月日

平成 30 年 3 月 5 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

計測制御系統施設のうちほう酸水注入設備（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-1-1-4-4 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（計測制御系統施設）
Ⅴ-1-1-4-4-7 設定根拠に関する説明書（ほう酸水注入系 ほう酸水注入ポンプ）
Ⅴ-1-1-4-4-8 設定根拠に関する説明書（ほう酸水注入系 ほう酸水貯蔵タンク）
Ⅴ-1-1-4-4-9 設定根拠に関する説明書（ほう酸水注入系 安全弁及び逃がし弁）
Ⅴ-1-1-4-4-10 設定根拠に関する説明書（ほう酸水注入系 主配管（常設））
Ⅴ-5 図面5

計測制御系統施設
5.2 ほう酸水注入設備
・計測制御系統施設 ほう酸水注入設備に係る機器の配置を明示した図面【第 5-2-1 図】
5.2.1 ほう酸水注入系
・計測制御系統施設のうちほう酸水注入設備（ほう酸水注入系）に係る主配管の配置を明示した図面（1／3）
【第 5-2-1-1 図】
・計測制御系統施設のうちほう酸水注入設備（ほう酸水注入系）に係る主配管の配置を明示した図面（2／3）
【第 5-2-1-2 図】
・計測制御系統施設のうちほう酸水注入設備（ほう酸水注入系）に係る主配管の配置を明示した図面（3／3）
【第 5-2-1-3 図】
・計測制御系統施設のうちほう酸水注入設備（ほう酸水注入系）の系統図（1／2）（設計基準対象施設）【第 5-2-1-4 図】
・計測制御系統施設のうちほう酸水注入設備（ほう酸水注入系）の系統図（2／2）（重大事故等対処設備）【第 5-2-1-5 図】
・計測制御系統施設 ほう酸水注入設備（ほう酸水注入系）の構造図 ほう酸水注入ポンプ【「ほう酸水注入ポンプ」は、昭和 50 年 11 月 7 日付け 50 資庁第 11107 号にて認可された工事計画書の添付図面「第 3-18 図 ほう酸水注入系ポンプ組立外形図」及び「第 3-19 図 ほう酸水注入系ポンプ組立断面図」による】・計測制御系統施設 ほう酸水注入設備（ほう酸水注入系）の構造図 ほう酸水貯蔵タンク

【「ほう酸水貯蔵タンク」は、昭和 50 年 11 月 7 日付け 50 資庁第 11107 号にて認可された工事計画書の添付図面「第 3-20 図 ほう酸水注入系ほう酸水貯蔵タンク構造図」による】・計測制御系統施設 ほう酸水注入設備（ほう酸水注入系）の構造図 C41-F029A,B【第 5-2-1-6 図】

Ⅴ-1-1-4-4-7

設定根拠に関する説明書

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-4-7 R1（ほう酸水注入系ほう酸水注入ポンプ）名称ほう酸水注 入ポンプ量m 3 /h/個

9.78 以上（ 9.78）

力MPa

8.5 以上（8.5）

最 高 使 用 圧 力

MPa

最 高 使 用 温 度℃66

原 動 機 出 力kW/個37－2

容吐出圧個数【設定根吸込側 1.04

吐出 側 9.66

拠】（概要）
・設計基準 対象施設
ほう酸水 注入ポン プ は，設計基 準対象 施設 として運転 時の異常 な 過渡変化時 において発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象が発生するおそれがある場
合又は当該 事象が発 生 した場合に おいても 炉 心の著しい 損傷を防 止 するため，発電用原NT2 補① Ⅴ-1-1-4-4-7 R2

子炉を未臨 界に移行 す るために設 置する。

・重大事故 等対処設 備
重大事故等 時に計測 制 御系統施設 のうちほ う 酸水注入設 備（ほう酸 水注入系）と して使用するほう酸水 注 入ポンプは ，以下の 機 能を有する 。

ほう酸水注 入ポンプ は ，運転時の 異常な 過渡 変化時にお いて発電用 原子炉の運 転を緊急に停止することができない事象が発生するおそれがある場合又は当該事象が発生した場合において も 炉心の著し い損傷を 防 止するため ，原子 炉冷却材圧力バ ウンダ
リ及び原子炉格納容 器 の健全性を 維持する と ともに，発 電用原 子炉を未臨界に 移行するために設置する。
系統構成は ，ほう 酸水 貯蔵タンク を水源と し たほう酸水 注入ポンプ により原子 炉圧力容器に十分な量のほう酸水を注入することで発電用原子炉を未臨界に移行する設計とする。

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（ほ う酸水注 入系 ）として 使用する ほう 酸水注入ポ ンプは ，以 下の機能を 有する。

ほう酸水注 入ポンプ は ，原子炉冷却材 圧力バ ウンダリが 高圧の状態 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

系統構成は ，ほう 酸水 貯蔵タンク を水源と し たほう酸水 注入ポンプ によりほう 酸水注入系統を介してほ う 酸水貯蔵タ ンクの水 を 原子炉圧力 容器に注 水することで ，発電用原子炉を冷却し， 重 大事故等の 進展の抑 制 が可能な設 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（ほう 酸水注入系 ）と して使 用するほう 酸水注入 ポンプは，以下の 機能を有する。

ほう酸水注 入ポンプ 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，炉 心の著 しい損傷が 発生した 場 合に，ほう酸水 貯蔵タ ンクを水源 としたほう酸水注入ポンプによりほう酸水注入系統を介してほう酸水を原子炉圧力容器

NT2 補① Ⅴ -1-1-4-4-7 R4に注水することで， 溶 融炉心の原 子炉格納 容 器下部のペ 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 するほう 酸 水注入ポン プの容量 は ，ほう酸水 貯蔵タン

クの有効容積 ＊ 1 全てを 50 分以上 125 分以内 ＊ 2 で原子炉圧 力容器に注 入する必要があることから，9.36 m 3 /h ＊ 3 を 上回るも のとし ， 9.78 m 3 /h/個以上 とする。

重大事 故等対処 設 備として使 用するほ う 酸水注入ポ ンプの容 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，9.78 m 3 /h/個以上とする。

公称値 について は 要求される 容量と同 仕 様として 9.78 m 3 /h/個とする。

注記＊1：ほう酸水 貯蔵 タンクの有 効容積は ，ここでは保 守的に無 効容積を 0 m 3 とし，タンクの最 大容量で あ る 19.5 m 3 とする。
＊2：ほう酸 水の注 入時 間について
ほう酸水の 注入時間 は ，炉水中の ボロン濃 度 変化限度を基に設定 す る。
ボロン濃度 変化限度 は ，最低反応 度印加速度 0.001 Δk/min を上回 るボ
ロン注入速 度として 8 ppm/min 以上と し，ま た炉水中にほう酸水 を 均一に分散させる ため 20 ppm/min 以下に 設定する 。
停止余裕 0.05 Δk 以 上にするた めに必要 な ボロン濃度 は，平成 14 年 7
月 1 日付け 平成 14・05・16 原第 3 号 にて認可 さ れた工事計画の添付 書 類「Ⅳ2-2

制御能 力につい て の計算書 」より ，をとった

ppm に不完全混合に対 す る余裕

ppm とす る。

以上より， 許容注入 時 間は以下の とおりと な る。

上記より， ほう酸水 の 注入時間はとなる。

＊ 3： ほ う 酸 水 注 入 ポ ン プ に よ る 原 子 炉 圧 力 容 器 へ の 注 入 の 必 要容 量 は ， 許 容 注
入時間の最 長時間が，ほう酸 水タンク の最大容量 が 19.5 m 3 で あることから，以 下のとお り となる。
19.5÷＝m 3/min＝m 3/h上記より，ほう酸水注入ポンプによる原子炉圧力容器への注入の必要容量NT2 補① Ⅴ -1-1-4-4-7 R5は2.

m 3/h となる。

吐出圧 力の設定 根 拠設計基 準対象施 設 として使用 するほう 酸 水注入ポン プの吐出 圧 力は，0 MPa からほう酸水注入系を必要とする最大運転圧力に至るまでの全圧力範囲で原子炉圧力容器に定格注量を注入で き るものとす る。すなわ ち，原子炉圧力 容器内の圧力が逃 がし安全弁の安全弁機能の 第 一段圧力 ＊ で ある 7.78 MPa のとき にも注入 できるよう， それを上回る 8.5 MPa 以上 と する。

重大事故等 対処設備 と して使用す るほう酸 水 注入ポンプ の吐出圧力 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）において原子 炉圧力が最大となる原子炉 停 止機能喪失 で 8.19MPa であること から，そ れを上回 る 8.5 MPa以上とする。

公称値につ いては要 求 される吐出 圧力と同 じ 8.5 MPa と する。

注記＊：安全評 価解析（原子炉 設置変 更許可 申請書添付 書類十 ）の運転時の異 常な過渡変化では ，逃 がし弁 機能を考慮 している 。そのため ，当該 ポンプ の吐出圧力は，逃 がし弁機 能の 設定圧力以 上である 安 全弁機能の 第一段圧 力 を設定する。

3.

最高使 用圧力の 設 定根拠
3.1

吸込 側の最 高使 用圧力設 計基 準 対 象 施 設 と し て 使 用 す る ほ う 酸 水 注 入 ポ ン プ の 吸 込 側 の 最 高 使 用 圧力3

は，主配管「ほ う酸水 貯蔵タンク ～ほう酸 水 注入ポンプ（ 連絡配管 含む）」の最高使用圧力と 同じ 1.04 MPa とする。

重 大事 故 等 対 処 設 備 と し て 使 用 す る ほ う 酸 水 注 入 ポ ン プ の 吸 込 側 の 圧 力 は ，重大 事 故 等 時 に お け る 主 配 管 「 ほ う 酸 水 貯 蔵 タ ン ク ～ ほ う 酸 水 注入 ポ ン プ （ 連 絡 配管含む）」の 使用圧 力と 同じ 1.04 MPa とす る。

3.2

吐出 側の最 高使 用圧力設 計基 準 対 象 施 設 と し て 使 用 す る ほ う 酸 水 注 入 ポ ン プ の 吐 出 側 の 最 高 使 用 圧力
は，ほう酸 水注入ポ ン プの吐出圧 力を上回 る 圧力とし，9.66 MPa と する。

重 大事 故 等 対 処 設 備 と し て 使 用 す る ほ う 酸 水 注 入 ポ ン プ の 吐 出 側 の 圧 力 は ，重大 事 故等 時 に お け る ほ う 酸 水 注 入 ポ ン プ の 吐 出 圧 力 を 上 回 る 圧力 と し ， 9.66 MPa

NT2

補① Ⅴ-1-1-4-4-7 R4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 するほう 酸 水注入ポン プの最高 使 用温度は，ほう酸水貯蔵タンクの最高使 用 温度と同じ 66 ℃と す る。

重大事 故等対処 設 備として使 用するほ う 酸水注入ポ ンプの温 度 は，重大事 故等時におけるほう酸水貯蔵 タ ンクの使用 温度と同 じ 66 ℃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 ほう酸水 注 入ポンプの 原動機出力 は，定格流 量点での軸動力を基に， 容 量及び吐出 圧力を考 慮 して設定す る。

103
Ｐu＝
Ｑ ｐ
60Ｐu
η＝
ＰＰ＝

100

103 Ｑ ｐ60 η／100（日本 工業規格

ＪＩＳＢ８３１ １ （2002）「往 復ポンプ－ 試験方法」）

Ｐ ：軸動 力（ kW）
Ｐu：水動 力（ kW）
Ｑ ：容量 （m 3 /min）
ｐ ：吐出 圧力 （MPa）
4η ：ポン プ効 率（％）η＝ηｍ×ηｇ×ηｖ×10 -4 ＝≒

ηｍ：ポンプ機械効率（％） ＝

η ｇ ：減速機効 率（％）＝ηｖ：ポンプ容積効率（％） ＝

Ｐ＝

103 0.163 8.5＝60／100≒kW

上記より， ほう酸水 注 入ポンプの 原動機出 力 は軸動力

kW を上回 る出力とし ，37kW/個とする 。

重大 事故等 対処 設 備と して 使 用す るほ う 酸水 注入 ポ ンプ 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 仕様とし ，37 kW/個 とNT2 補① Ⅴ-1-1-4-4-7 R4Eする。

6.

個数の 設定根拠
ほう 酸水注 入ポ ン プ（ 原動 機 含む ）は ， 設計 基準 対 象施 設と し てほ う酸 水 を原 子炉圧力容器に注水する た めに必要な 個数である 1 個を，故障 時及び保守点検時に よる待機除外時を考慮し， 合 計 2 個設置 する。

ほう酸水注 入ポンプ （ 原動機含む ）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 。

5

Ⅴ-1-1-4-4-8

設定根拠に関する説明書

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-4-8 R1（ほう酸水注入系ほう酸水貯蔵タンク）

名称

ほう酸水貯 蔵タンク量m3/個

最 高 使 用 圧 力MPa

静水頭

最 高 使 用 温 度℃

66個－1

容数（19.5）【設 定 根 拠】（概要）・設計基準対象施設
ほう酸水貯蔵タンクは，設計基準対象施設として制御棒の挿入不能の場合に発電用原子炉に注入するほう酸水を貯蔵するために設置する。ほう酸水の濃度は 15℃において 13.4 wt％以上であり，定期的に試料採取を行うことによって確認する。

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-4-8 R2・重大事故等対処設備
重大事故等時に計測制御系統施設 のうちほ う 酸水注入設 備（ほう酸 水注入系）とし て使用するほう酸水貯 蔵 タンクは， 以下の機能を有する。

ほう酸水貯蔵タンクは，運転 時 の 異常 な 過 渡変 化時 に お いて 発 電用原 子炉 の 運 転を 緊
急 に 停 止す る こ と が で き な い 事 象 が 発 生 す る お そ れ が あ る 場 合 又 は 当 該 事 象 が 発 生 した 場 合 にお い て も 炉 心 の 著 し い 損 傷 を 防 止 す る た め ， 原 子 炉 冷 却 材 圧 力 バ ウ ン ダ リ 及び 原 子 炉格 納 容 器 の 健 全 性 を 維 持 す る と と も に ， 発 電 用 原 子 炉 を 未 臨 界 に 移 行 す る ために設置する。
系統構成は ，ほう酸 水 貯蔵タンク を水源と し たほう酸水 注入ポンプ により,十分 な量の ほ う 酸水 を 原 子 炉 圧 力 容 器 へ 注 入 す る こ と で 発 電 用 原 子 炉 を 未 臨 界 に 移 行 す 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（ほう酸水注入系 ） として使用 するほう 酸 水貯蔵タン クは，以 下の機能を有 する。

ほ う 酸水 貯 蔵 タ ン クは， 原 子 炉 冷 却 材 圧 力バウ ン ダ リ が 高 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 ， ほ う 酸水貯 蔵 タ ン ク を 水 源 とした ほ う 酸 水 注 入 ポ ンプに よ り ほ う 酸 水貯 蔵 タ ンク の 水 を原 子炉 圧 力 容 器 に 注 水す るこ と で ， 発 電 用 原子 炉を冷 却 し ， 重 大 事故等の進展の抑制が 可 能な設計と する。

1

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（ ほ う酸 水注 入 系） とし て 使用 する ほ う酸 水貯 蔵 タンクは ， 以下 の機 能を有する。

ほう 酸水貯 蔵タ ン クは ，炉 心 の著 しい 損 傷が 発生 し た場 合に お いて 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 ，炉 心 の著 しい 損 傷が 発生 し た場 合に ， ほう 酸水 貯 蔵タ ンク を 水源 とし
たほ う 酸水注入 ポ ンプ によ り ほう 酸水 を 原子 炉圧 力 容器 に注 水 すること で ，溶 融炉 心の原 子 炉格納容 器 下部 のペ 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NT2 補① Ⅴ-1-1-4-4-8 R4

設計基準対象施設として使用するほう酸水貯蔵タンクの容量は，ほう酸水の必要貯蔵量3＊m を上回る容量として，ほう酸水貯蔵タンク内の無効容積m3 を加味したm3/個以上とする。

ほう酸水貯蔵タンク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，m3/個以上とする。

m3/個を上回る容量として，19.5 m3/個とする。

公称値については要求される容量である

注記＊：ほう酸水の貯蔵量について
ほう酸水の貯蔵量は，ほう酸水を注入して原子炉を冷温停止に至らせ，その状態に余裕を持って維持するのに必要な原子炉冷却材中のボロン濃度を考慮する。
必要ボロン濃度は，平成 14 年 7 月 1 日付け平 成 14・05・16 原第 3 号にて認可された工事 計画の添 付 書類「Ⅳ-2制御能 力 についての 計算書」 よ り，停止余裕をΔk 以上にするのに必要なボロン濃度てppm とする。

ppm に不完全混合に対する余裕をとっ

ここで，ほう酸水は五ほう酸ナトリウム溶液が使用されているため，必要ボロン濃度から五ほう酸ナトリウムの量に換算する。
必要ボロン濃度に対するボロン量は，原子炉冷却材水量が×1000×10-6＝kg であるため，kgとなる。そして五ほう酸ナトリウム中のボロン含有率はwt％であることから，五ほう酸ナトリウムの量に換算すると，必要五ほう酸ナトリウム量は，以下の通りである。

2100

必要五ほう酸ナトリウム量＝＝≒kg

また，五ほう酸ナトリウムの設計飽和温度 15 ℃における溶解度はの比重約である。したがって，ほう酸水の貯蔵量は，貯蔵量＝

必要五ほう 酸ナトリ ウ ム量(㎏)
五ほう酸ナトリウム飽和溶解度・密度(㎏/m3)＝＝

103m3m3 とする。

上記から，ほう酸水の必要貯蔵量は2.

wt％で，溶液最高使 用圧力の 設 定根拠NT2 補① Ⅴ -1-1-4-4-8 R4

設計 基準対 象施 設 とし て使 用 する ほう 酸 水貯 蔵タ ン クの 最高 使 用圧 力は ， ほう 酸水貯蔵タンクが大気開 放 であること から，静 水 頭とする。

ほう 酸水貯 蔵タ ン クを 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 ， 静水 頭と 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 ほう 酸 水貯 蔵タ ン クの 最高 使 用温 度は ， 保温 用電気ヒータによりほう 酸 水を 27±3 ℃ ＊ に 維持 しているこ とから，これ を上回る 66 ℃とする。

ほう 酸水貯 蔵タ ン クを 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，66 ℃とす る。

注記 ＊ ：保温用 電 気ヒ ータ に はタ ンク 用 ヒー タと 配 管用 ヒー タ があり， タ ンク 用ヒ ー
タに つ いて は 非常 用 電 源か ら 供給 さ れる た め ，事 故 時にお ける タ ン ク内 のほう酸水が析 出するよ う な温度低下 は起こら な い。
配管 用 電気 ヒ ータ は 事 故時 に 電源 が 喪失 す る 可能 性 がある もの の ， ほう 酸水
注入 開 始に か かる 時 間 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 添付資料 十 ）において約 6 分と評 価されており，ほう 酸 水の注入開始までに ほう酸が 析 出するよう な温度低 下 は起こらない。

3

4.

個数の設定根拠
ほ う 酸水 貯 蔵 タ ン ク は ， 設 計 基 準 対 象 施 設 と し て 制 御 棒 の 挿 入 不 能 の 場 合 に 原 子 炉に注入するほう酸水 を 貯蔵するた めに必要 な 個数である 1 個を設 置する。

ほ う 酸水 貯 蔵 タ ン ク 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

NT2 補① Ⅴ -1-1-4-4-8 R3E

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。

4

Ⅴ-1-1-4-4-9 設定根拠に関する説明書

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-4-9 R1（ほう酸水注入系 安全弁及び逃がし弁）

名

称

C41-F029A，B

吹出 圧 力

MPa

9.66

個数－2

【設 定 根 拠】（概要）
C41-F029A，B は，主配管「ほう酸水注入ポンプ～弁 C41-F004A,B（連絡配管含む）」上に設置する逃がし弁である。
C41-F029A，B は，設計基準対象施設として，主配管「ほう酸水注入ポンプ～弁 C41-F004A,B（連絡配管含む）」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「ほう酸水注入ポンプ～弁 C41-F004A,B（連絡配管含む）」の重大事故等時における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NT2 補① Ⅴ-1-1-4-4-9 R3E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 C41-F029A，B の吹出圧力は，当該逃がし弁が接続する配管の最高使用圧力に合わせ，9.66 MPa とする。

C41-F029A，B 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接続する配管の使用圧力に合わせ，9.66 MPa とする。

2.

個数の設定根拠
C41-F029A，B は，設計基準対象施設として「ほう酸水注入ポンプ～弁 C41-F004A,B（連絡配管含む）」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各系列に 1 個とし，合計 2 個設置する。

重大事故等時対処設備として使用する C41-F029A，B 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 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。

1

Ⅴ-1-1-4-4-10 設定根拠に関する説明書

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-4-10 R1（ほう酸水注入系 主配管（常設））ほう酸水貯蔵タンク
名称～
ほう酸水注入ポンプ（連絡配管含む）

最 高 使 用 圧 力

MPa

1.04

最 高 使 用 温 度℃

66

外mm

89.1径

【設 定 根 拠】（概要）
本配管は，ほう酸水貯蔵タンクとほう酸水注入ポンプ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，ほう酸水貯蔵タンクのほう酸水をほう酸水注入ポンプに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-1-1-4-4-10 R3

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，ほう酸水貯蔵タンクの最高使用圧力が静水頭であるため，それを上回る 1.04 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ほう酸水貯蔵タンクの使用圧力が静水頭であるため，それを上回る 1.04 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，ほう酸水貯蔵タンクの最高使用温度と同じ 66 ℃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ほう酸水貯蔵タンクの使用温度と同じ 66 ℃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ほう酸水注入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ほう酸水注入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ー社内基準に基づき定めた基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，89.1 mm とする。

1ほう酸水注入ポンプ
名称～
弁 C41-F004A,B（連絡配管含む）

最 高 使 用 圧 力MPa

9.66

最 高 使 用 温 度℃

66

外mm48.6，49.1

径【設 定 根 拠】（概要）
本配管は，ほう酸水注入ポンプと弁 C41-F004A,B 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，ほう酸水貯蔵タンクのほう酸水をほう酸水注入ポンプにより原子炉圧力容器に注入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-1-1-4-4-10 R3

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，ほう酸水注入ポンプの吐出側の最高使用圧力と同じ 9.66 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ほう酸水注入ポンプの吐出側の使用圧力と同じ 9.66 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，ほう酸水注入ポンプの最高使用温度と同じ 66 ℃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ほう酸水注入ポンプの使用温度と同じ 66 ℃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ほう酸水注入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ほう酸水注入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ー社内基準に基づき定めた基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，48.6 mm，49.1 mm とする。

2

弁 C41-F004A,B
名

称～
原子炉圧力容器

最 高 使 用 圧 力

MPa

9.66

最 高 使 用 温 度℃302

外mm

48.6，49.1径【設 定 根 拠】（概要）
本配管は，弁 C41-F004A,B と原子炉圧力容器を接続する配管であり，設計基準対象施設及び重大事故等対処設備として，ほう酸水貯蔵タンクのほう酸水をほう酸水注入ポンプにより原子炉圧力容器に注入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-1-1-4-4-10 R3E

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，ほう酸水注入ポンプの吐出側の最高使用圧力と同じ 9.66 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ほう酸水注入ポンプの吐出側の使用圧力と同じ 9.66 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ほう酸水注入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ほう酸水注入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ー社内基準に基づき定めた基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，48.6 mm，49.1 mm とする。

3

工事計画認可申請

第 5-2-1 図

東海第二発電所名称

計測制御系統施設
ほう酸水注入設備に係る機器の配置を明示した図面
日本原子力発電株式会社
7Z28

工事計画認可申請

第 5-2-1-1 図

東海第二発電所名称

計測制御系統施設のうちほう酸水注入設備（ほう酸水注入系）に係る主配管の配置を明示した図面(1／3)
日本原子力発電株式会社
8301

工事計画認可申請

第 5-2-1-2 図

東海第二発電所名称

計測制御系統施設のうちほう酸水注入設備（ほう酸水注入系）に係る主配管の配置を明示した図面(2／3)
日本原子力発電株式会社
8301

工事計画認可申請

第 5-2-1-3 図

東海第二発電所名称

計測制御系統施設のうちほう酸水注入設備（ほう酸水注入系）に係る主配管の配置を明示した図面(3／3)
日本原子力発電株式会社
8301

工事計画認可申請

第 5-2-1-4 図

東海第二発電所名称

計測制御系統施設のうちほう酸水注入設備（ほう酸水注入系）の系統図(1／2)（設計基準対象施設）
日本原子力発電株式会社
8301

工事計画認可申請

第 5-2-1-5 図

東海第二発電所名称

計測制御系統施設のうちほう酸水注入設備（ほう酸水注入系）の系統図(2／2)（重大事故等対処設備）
日本原子力発電株式会社
8301

第 5-2-1-6
5-2-1-3 図
第図

計測制御系統施設
ほう酸水注入設備（ほう酸水注入系）の構造図
C41-F029A,B
8301
7Y11