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-016 改 9

提出年月日

平成 30 年 9 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（常設））
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-6 図面5

計測制御系統施設
5.3 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（1／2）
【第 5-3-1 図】
・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（2／2）
【第 5-3-2 図】
5.3.1 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 5-3-1-1 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 5-3-1-2 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 5-3-1-3 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 5-3-1-4 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 5-3-1-5 図】

1

・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 5-3-1-6 図】

2

Ⅴ-1-1-4-4-7

設定根拠に関する説明書ほう酸水注入ポンプ）

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-4-7 R1（ほう酸水注入系3

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

容
吐出圧

吸込側 1.04

吐出側 9.66

原 動 機 出力kW/個37個数−2【設定根拠 】
（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NT2 補① Ⅴ-1-1-4-4-7 R2電用原子 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。

14

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 ，他の注水設備 と 合わせて 発 電用原子炉を冷却し ，炉心の著しい損傷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（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NT2 補① Ⅴ-1-1-4-4-7 R5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 防止又は 遅 延できる設計とする 。

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 全てをることから ，で原子炉圧力容器に注入する必要 があ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。な お ，同 容 量において十分な 反応度制御能力を有する事を重大事 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）にて確認している。

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。
25

停止余裕

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「Ⅳ-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，ほう酸水タンクの最大容量 が 19.5 m 3 で あるこ

入時間の最 長 時間がとから，以 下 のとおりとなる。
19.5÷

＝m 3 /min＝m 3 /hNT2 補① Ⅴ-1-1-4-4-7 R6

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量 を 注入でき る ものとする。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 いて原子 炉 圧力が最大となる原 子炉冷却材ポ ンプ軸固着で 8.24 MPa であることか ら ，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 8.19 MPa 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。

3.

最高使 用 圧力の 設 定根拠
3.1

吸込 側の 最 高使 用圧力

1.04 MPa

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。

36

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9.66 MPa

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とする。

4.

最高使 用 温度の 設 定根拠NT2

補① Ⅴ-1-1-4-4-7 R4

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
Ｑ ｐ
60

Ｐu＝Ｐu
η＝ＰＰ＝100103 Ｑ ｐ60 η／100（日本 工業規 格ＪＩＳＢ

８３１１ （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）
η ：ポン プ 効 率（％）

47

η＝η ｍ×ηｇ×ηｖ×10 -4 ＝

Ｐ＝≒

η ｍ ： ポンプ機械効率（ ％）＝η ｇ ： 減速機効率（％）＝η ｖ ： ポンプ容積効率（ ％）＝10 3 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 34 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 とする。

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-4-7 R4E

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 。

58

Ⅴ-1-1-4-4-8

設定根拠に関する説明書
ほう酸水貯蔵タンク）

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-4-8 R1（ほう酸水注入系9

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。

110

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 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）への落下を防止 又は遅延で 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。

211

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。

312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。

413

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（常設））14

名C41-F029A，B称

吹出 圧 力MPa9.66

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。

吹出圧力の設定根拠1.

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と同じ 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と同じ 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。

115

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））16

名

ほう酸水貯蔵タンク〜
ほう酸水注入ポンプ（連絡配管含む）

称

最 高 使 用 圧 力

MPa

1.04

最 高 使 用 温 度℃

66

外mm89.1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
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

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-4-10 R3

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，89.1 mm とする。

117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

MPa9.66

最 高 使 用 温 度℃

66

外mm

48.6

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。
最高使用圧力の設定根拠

1.

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。
最高使用温度の設定根拠

2.

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，48.6 mm とする。

218

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。
最高使用圧力の設定根拠

1.

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。
最高使用温度の設定根拠

2.

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，48.6 mm とする。

319

工事計画認可申請

第 5-3-1 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（1／2）
日本原子力発電株式会社
8824

20

工事計画認可申請

第 5-3-2 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（2／2）
日本原子力発電株式会社
8809

21

工事計画認可申請

第 5-3-1-1 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
8731

22工事計画認可申請

第 5-3-1-2 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
8731

23

工事計画認可申請

第 5-3-1-3 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
8731

24

工事計画認可申請

第 5-3-1-4 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
8814

25

工事計画認可申請

第 5-3-1-5 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
8517

26

第 5-3-1-6 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,B881427