東海第二発電所 工事計画審査資料
資料番号

補足-140-4 改 4

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-140-4【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（計測制御系統施設）】

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及び様式−１への展開表【対象施設：計測制御系統施設】
基本設計方針
変 更

前

変 更 後

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

工認添付説明書との関係

様式１への反映結果−−（用語の定義のみ）

関する規則」並びにこれらの解釈による。
第１章 共通項目

第１章 共通項目

計測制御系統施設の共通項目である「1. 地盤等，
2. 自然現象，3. 火災，4.

溢水等，5. 設備に対1. 共通的に適用される設計

計測制御系統施設の共通項目である「1. 地盤等，
2. 自然現象，3. 火災，4.

溢水等，5. 設備に対する要求（5.7 内燃機関を除く。
），6. その他」のする要求（5.7 内燃機関を除く。
），6.

基本設計方針については，原子炉冷却系統施設の基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１章

本設計方針「第１章共通項目」に基づく設計とする。

第２章 個別項目

1.

1.

計測制御系統施設

共通項目」に基づく設計とす

計測制御系統施設

1.1 反応度制御系統及び原子炉停止系統共通

発電用原子炉施設には，制御棒の挿入位置を調

発電用原子炉施設には，制御棒の挿入位置を調節することによって反応度を制御する制御棒及び節することによって反応度を制御する制御棒及び制御棒駆動系，再循環流量を調整することによっ

制御棒駆動系，再循環流量を調整することによって反応度を制御する再循環流量制御系の独立したて反応度を制御する再循環流量制御系の独立した原理の異なる反応度制御系統を施設し，計画的な原理の異なる反応度制御系統を施設し，計画的な出力変化に伴う反応度変化を燃料要素の許容損傷

出力変化に伴う反応度変化を燃料要素の許容損傷

限界を超えることなく制御できる能力を有する設

限界を超えることなく制御できる能力を有する設

計とする。

−

る。

第２章 個別項目
1.1 反応度制御系統及び原子炉停止系統共通

その他」の

計とする。
【36 条 1】

通常運転時の高温状態において，独立した原子通常運転時の高温状態において，独立した原子炉停止系統である制御棒及び制御棒駆動系による炉停止系統である制御棒及び制御棒駆動系による制御棒の炉心への挿入並びにほう酸水注入系によ制御棒の炉心への挿入並びにほう酸水注入系による原子炉冷却材中へのほう酸注入は，それぞれ発る原子炉冷却材中へのほう酸注入は，それぞれ発電用原子炉を臨界未満にでき，かつ，維持できる設

電用原子炉を臨界未満にでき，かつ，維持できる設

計とする。

計とする。

−

【36 条 3】運転時の異常な過度変化時の高温状態において運転時の異常な過度変化時の高温状態においても，制御棒及び制御棒駆動系による制御棒の炉心も，制御棒及び制御棒駆動系による制御棒の炉心への挿入により，燃料要素の許容損傷限界を超えへの挿入により，燃料要素の許容損傷限界を超えることなく発電用原子炉を臨界未満にでき，かつ，

ることなく発電用原子炉を臨界未満にでき，かつ，維持できる設計とする。

維持できる設計とする。

1−（追加要求事項なし）

基本設計方針
変 更

前

変 更 後

工認添付説明書との関係

様式１への反映結果−−（追加要求事項なし）−−（追加要求事項なし）−−（追加要求事項なし）【36 条 4】
設置（変更）許可を申請し受けた原子炉冷却材喪設置（変更）許可を申請し受けた原子炉冷却材喪失その他の設計基準事故時の評価において，制御失その他の設計基準事故時の評価において，制御

棒及び制御棒駆動系は，原子炉スクラム信号によ棒及び制御棒駆動系は，原子炉スクラム信号によって，水圧制御ユニットアキュムレータの圧力にって，水圧制御ユニットアキュムレータの圧力により制御棒を緊急挿入できる設計とするととも

より制御棒を緊急挿入できる設計とするとともに，制御棒が確実に挿入され，炉心を臨界未満にでに，制御棒が確実に挿入され，炉心を臨界未満にでき，かつ，それを維持できる設計とする。

き，かつ，それを維持できる設計とする。
【36 条 6】

制御棒及びほう酸水は，通常運転時における圧制御棒及びほう酸水は，通常運転時における圧力，温度及び放射線に起因する最も厳しい条件に力，温度及び放射線に起因する最も厳しい条件において，必要な耐放射線性，寸法安定性，耐熱性，おいて，必要な耐放射線性，寸法安定性，耐熱性，核性質，耐食性及び化学的安定性を保持する設計

核性質，耐食性及び化学的安定性を保持する設計

とする。

とする。
【36 条 10】

1.2 制御棒及び制御棒駆動系

1.2 制御棒及び制御棒駆動系

制御棒は，最大の反応度価値を持つ制御棒 1 本

制御棒は，最大の反応度価値を持つ制御棒 1 本が完全に炉心の外に引き抜かれていて，その他のが完全に炉心の外に引き抜かれていて，その他の制御棒が全挿入の場合，高温状態及び低温状態に制御棒が全挿入の場合，高温状態及び低温状態において常に炉心を臨界未満にできる設計とする。

おいて常に炉心を臨界未満にできる設計とする。

また，発電用原子炉運転中に，完全に挿入されていまた，発電用原子炉運転中に，完全に挿入されている制御棒を除く，他のいずれかの制御棒が動作不る制御棒を除く，他のいずれかの制御棒が動作不能となった場合は，動作可能な制御棒のうち最大能となった場合は，動作可能な制御棒のうち最大反応度価値を有する制御棒 1 本が完全に炉心の外反応度価値を有する制御棒 1 本が完全に炉心の外に引き抜かれた状態でも，他のすべての動作可能に引き抜かれた状態でも，他のすべての動作可能な制御棒により，高温状態及び低温状態においてな制御棒により，高温状態及び低温状態において炉心を臨界未満に保持できることを評価確認し，炉心を臨界未満に保持できることを評価確認し，確認できない場合には，発電用原子炉を停止する

確認できない場合には，発電用原子炉を停止する

ように保安規定に定めて管理する。

ように保安規定に定めて管理する。
【36 条 8】

反応度が大きく，かつ急激に投入される事象に反応度が大きく，かつ急激に投入される事象による影響を小さくするため，制御棒の落下速度をよる影響を小さくするため，制御棒の落下速度を設置（変更）許可を申請し受けた「制御棒落下」の設置（変更）許可を申請し受けた「制御棒落下」の評価で想定した落下速度に制御棒落下速度リミッ

評価で想定した落下速度に制御棒落下速度リミッ

タにより制限することで，制御棒引き抜きによるタにより制限することで，制御棒引き抜きによる反応度添加率を抑制する。また，「原子炉起動時に反応度添加率を抑制する。また，「原子炉起動時における制御棒の異常な引き抜き」の評価で想定しおける制御棒の異常な引き抜き」の評価で想定した制御棒引き抜き速度に制限するとともに，零出た制御棒引き抜き速度に制限するとともに，零出力ないし低出力においては，運転員の制御棒引抜力ないし低出力においては，運転員の制御棒引抜2基本設計方針
変 更

前

変 更 後

操作を規制する補助機能として，制御棒価値ミニ

操作を規制する補助機能として，制御棒価値ミニ

マイザを設けることで，制御棒の最大反応度価値

マイザを設けることで，制御棒の最大反応度価値を抑制する。さらに，中性子束高による原子炉スクを抑制する。さらに，中性子束高による原子炉スク

ラム信号を設ける設計とする。これらにより，想定ラム信号を設ける設計とする。これらにより，想定される反応度投入事象発生時に燃料の最大エンタされる反応度投入事象発生時に燃料の最大エンタ

ルピや発電用原子炉圧力の上昇を低く抑え，原子

ルピや発電用原子炉圧力の上昇を低く抑え，原子炉冷却材圧力バウンダリを破損せず，かつ，炉心の炉冷却材圧力バウンダリを破損せず，かつ，炉心の冷却機能を損なうような炉心，炉心支持構造物及冷却機能を損なうような炉心，炉心支持構造物及び原子炉圧力容器内部構造物の破損を起こさ生じ

び原子炉圧力容器内部構造物の破損を起こさ生じさせない設計とする。なお，制御棒引抜手順についさせない設計とする。なお，制御棒引抜手順については，保安規定に定めて管理する。

ては，保安規定に定めて管理する。

工認添付説明書との関係

様式１への反映結果−−（追加要求事項なし）【36 条 9】
制御棒及び制御棒駆動系は，通常運転時及び運制御棒及び制御棒駆動系は，通常運転時及び運

転時の異常な過渡変化時における低温状態におい転時の異常な過渡変化時における低温状態において，キセノン崩壊による反応度添加及び高温状態て，キセノン崩壊による反応度添加及び高温状態

から低温状態までの反応度添加を制御し，低温状から低温状態までの反応度添加を制御し，低温状態で炉心を未臨界に移行して維持できる設計とす

態で炉心を未臨界に移行して維持できる設計とする。

る。
【36 条 5】

制御棒は，十字形に組み合わせたステンレス鋼

制御棒は，十字形に組み合わせたステンレス鋼製のＵ字型シースの中に中性子吸収材を納めたも製のＵ字型シースの中に中性子吸収材を納めたものであり，各制御棒は 4 体の燃料体の中央に，炉心のであり，各制御棒は 4 体の燃料体の中央に，炉心全体にわたって一様に配置する設計とする。

全体にわたって一様に配置する設計とする。

制御棒の下端には制御棒落下速度リミッタを設

制御棒の下端には制御棒落下速度リミッタを設けるとともに，制御捧の駆動は，ピストン上部又はけるとともに，制御捧の駆動は，ピストン上部又は下部に駆動水を供給することにより，原子炉圧力下部に駆動水を供給することにより，原子炉圧力容器底部から行う設計とする。

容器底部から行う設計とする。

通常駆動時は，制御棒駆動水圧系駆動水ポンプ

通常駆動時は，制御棒駆動水圧系駆動水ポンプにより加圧された駆動水で駆動し，原子炉緊急停により加圧された駆動水で駆動し，原子炉緊急停止時は，各々の制御棒駆動機構ごとに設ける水圧止時は，各々の制御棒駆動機構ごとに設ける水圧制御ユニットアキュムレータの高圧窒素により加制御ユニットアキュムレータの高圧窒素により加圧された駆動水を供給することで制御棒を駆動す圧された駆動水を供給することで制御棒を駆動す

る設計とする。

る設計とする。

−−（追加要求事項なし）【36 条 11】
原子炉冷却材の漏えいが生じた場合，その漏え

原子炉冷却材の漏えいが生じた場合，その漏えい量が 10 mm（3/8 インチ）径の配管破断に相当す

い量が 10 mm（3/8 インチ）径の配管破断に相当する量以下の場合は制御棒駆動水圧系駆動水ポンプ

る量以下の場合は制御棒駆動水圧系駆動水ポンプで補給できる設計とする。

で補給できる設計とする。

−【33 条 9】3−
（追加要求事項なし）

基本設計方針変 更

前

工認添付説明書との関係

変 更 後

制御棒駆動系は，発電用原子炉の緊急停止時に制御棒駆動系は，発電用原子炉の緊急停止時に制御棒の挿入時間が，発電用原子炉の燃料及び原制御棒の挿入時間が，発電用原子炉の燃料及び原

子炉冷却材圧力バウンダリの損傷を防ぐために適

子炉冷却材圧力バウンダリの損傷を防ぐために適切な値となるような速度で炉心内に挿入できるこ

切な値となるような速度で炉心内に挿入できること，並びに通常運転時において制御棒の異常な引と，並びに通常運転時において制御棒の異常な引き抜きが発生した場合においても，燃料要素の許き抜きが発生した場合においても，燃料要素の許容損傷限界を超える駆動速度で引き抜きできない

容損傷限界を超える駆動速度で引き抜きできない設計とする。

設計とする。
−【37 条 1】
なお，設置（変更）許可を申請し受けた仕様及びなお，設置（変更）許可を申請し受けた仕様及び運転時の異常な過渡変化並びに設計基準事故の評

運転時の異常な過渡変化並びに設計基準事故の評価で設定した制御棒の挿入時間，並びに設置（変価で設定した制御棒の挿入時間，並びに設置（変更）許可を申請し受けた「原子炉起動時における制更）許可を申請し受けた「原子炉起動時における制御棒の異常な引き抜き」及び「出力運転中の制御棒

御棒の異常な引き抜き」及び「出力運転中の制御棒の異常な引き抜き」の評価の条件を満足する設計の異常な引き抜き」の評価の条件を満足する設計

とする。

とする。

様式１への反映結果−（追加要求事項なし）【37 条 2】
制御棒は，原子炉モード・スイッチ「停止」の位

制御棒は，原子炉モード・スイッチ「停止」の位置にあるとき，原子炉モード・スイッチ「燃料取替」

置にあるとき，原子炉モード・スイッチ「燃料取替」の位置にある場合で，燃料取替機位置が原子炉上の位置にある場合で，燃料取替機位置が原子炉上部にあり，荷重状態のとき，原子炉モード・スイッ

部にあり，荷重状態のとき，原子炉モード・スイッ

チ「燃料取替」の位置にある場合で，引き抜かれてチ「燃料取替」の位置にある場合で，引き抜かれている制御棒本数が 1 本のとき，原子炉モード・スイ

いる制御棒本数が 1 本のとき，原子炉モード・スイ

ッチ「燃料取替」の位置にある場合で，スクラム水ッチ「燃料取替」の位置にある場合で，スクラム水

排出容器水位高によるスクラム信号がバイパスさ

排出容器水位高によるスクラム信号がバイパスされているとき，原子炉モード・スイッチ「起動」のれているとき，原子炉モード・スイッチ「起動」の位置にある場合で，起動領域計装の中性子束低，中位置にある場合で，起動領域計装の中性子束低，中性子束高，原子炉出力ペリオド短又は動作不能の性子束高，原子炉出力ペリオド短又は動作不能のとき，原子炉モード・スイッチ「運転」の位置にあとき，原子炉モード・スイッチ「運転」の位置にある場合で，出力領域計装の中性子束低又は動作不る場合で，出力領域計装の中性子束低又は動作不能のとき，出力領域計装の中性子束高のとき，制御能のとき，出力領域計装の中性子束高のとき，制御

棒価値ミニマイザによるブロック信号のあるとき

棒価値ミニマイザによるブロック信号のあるときは，引き抜きを阻止できる設計とする。

は，引き抜きを阻止できる設計とする。

−−（追加要求事項なし）【37 条 5】
制御棒駆動機構は，各制御棒に独立して設けら

制御棒駆動機構は，各制御棒に独立して設けられたラッチ付水圧駆動ピストン形式のものであれたラッチ付水圧駆動ピストン形式のものであり，インデックス・チューブと駆動ピストンのアセり，インデックス・チューブと駆動ピストンのアセ

ンブリ及びラッチ機構等で構成され，制御棒の駆ンブリ及びラッチ機構等で構成され，制御棒の駆動動力源である駆動水ポンプによる水圧が喪失し動動力源である駆動水ポンプによる水圧が喪失し−4−（追加要求事項なし）

基本設計方針変 更

前た場合においても，ラッチ機構により制御棒を現

変 更 後状位置に保持することができ，発電用原子炉の反応度を増加させる方向に動作作動させない設計と応度を増加させる方向に動作作動させない設計と

する。

する。

また，制御棒駆動機構と制御棒とはカップリン

様式１への反映結果−−（追加要求事項なし）−−（追加要求事項なし）−−（追加要求事項なし）

た場合においても，ラッチ機構により制御棒を現状位置に保持することができ，発電用原子炉の反グを介して容易に外れない構造とする。

工認添付説明書との関係

また，制御棒駆動機構と制御棒とはカップリン
グを介して容易に外れない構造とする。
【37 条 3】

制御棒駆動系にあっては，制御棒の挿入その他

制御棒駆動系にあっては，制御棒の挿入その他の衝撃により制御棒，燃料体，その他の炉心を構成の衝撃により制御棒，燃料体，その他の炉心を構成するものを損壊しない設計とする。

するものを損壊しない設計とする。
【37 条 4】

1.3 再循環流量制御系

1.3 再循環流量制御系

再循環流量は，再循環系ポンプの吐出側に設け再循環流量は，再循環系ポンプの吐出側に設けられた流量制御弁の開度を調整することにより制られた流量制御弁の開度を調整することにより制御できる設計とする。

御できる設計とする。

また，タービン・トリップ又は発電機負荷遮断直また，タービン・トリップ又は発電機負荷遮断直後の原子炉出力を抑制するため，主蒸気止め弁閉後の原子炉出力を抑制するため，主蒸気止め弁閉

又は蒸気加減弁急速閉の信号により，再循環系ポ

又は蒸気加減弁急速閉の信号により，再循環系ポンプ 2 台が同時にトリップする機能を設ける設計

ンプ 2 台が同時にトリップする機能を設ける設計

とする。

とする。
【36 条 2】

1.4 ほう酸水注入系

1.4 ほう酸水注入系

ほう酸水注入系は，制御棒挿入による原子炉停

ほう酸水注入系は，制御棒挿入による原子炉停止が不能になった場合，手動で中性子を吸収する

止が不能になった場合，手動で中性子を吸収する

ほう酸水（五ほう酸ナトリウム）を原子炉内に注入

ほう酸水（五ほう酸ナトリウム）を原子炉内に注入する設備であり，単独で定格出力運転中の発電用する設備であり，単独で定格出力運転中の発電用原子炉を高温状態及び低温状態において十分臨界原子炉を高温状態及び低温状態において十分臨界未満に維持できるだけの反応度効果を持つ設計と未満に維持できるだけの反応度効果を持つ設計と

する。

する。
【36 条 7】Ⅴ-1-1-4-4

運転時の異常な過渡変化時において発電用原子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）

炉の運転を緊急に停止することができない事象が2. 計測制御系統施設の兼用に関する設計
2.1 機能単位の系統の明確化

発生するおそれがある場合又は当該事象が発生し2.2 兼用する機能の確認た場合においても炉心の著しい損傷を防止するた

2.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計① ほう酸水注入系

め，原子炉冷却材圧力バウンダリ及び原子炉格納2.4

容器の健全性を維持するとともに，発電用原子炉兼用を含む計測制御系統施設の機器の仕様等に関する設計を未臨界に移行するために必要な重大事故等対処
設備として，ほう酸水注入系を設ける設計とする。
【59 条 1】5

2.5 各機器固有の設計
2.6 機能を兼用する機器を含む計測制御系統施設の系統図に関する取りまとめ

基本設計方針変 更

前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式１への反映結果

原子炉緊急停止系の機能が喪失した場合の重大事故等対処設備として，ほう酸水注入系は，ほう酸水注入ポンプにより，ほう酸水貯蔵タンクのほう
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できる設計とする。
【59 条 6】
ほう酸水注入系の流路として，設計基準対象施Ⅴ-1-1-4-1

設である原子炉圧力容器，炉心支持構造物及び原設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉本体）

2. 計測制御系統施設の兼用に関する設計
2.1 機能単位の系統の明確化
2.2 兼用する機能の確認

子炉圧力容器内部構造物を重大事故等対処設備として使用することから，流路に係る機能について

Ⅴ-3-3-1 原子炉圧力容器の強度計算書

2.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

Ⅴ-3-3-2 原子炉圧力容器付属構造物の強度計算書

2.4① ほう酸水注入系

重大事故等対処設備としての設計を行う。
【59 条 7】

兼用を含む計測制御系統施設の機器の仕様等に関する設計Ⅴ-3-別添 6 炉心支持構造物の強度に関する説明書

2.5 各機器固有の設計
2.6 機能を兼用する機器を含む計測制御系統施設の系統図に関する取りまとめ

Ⅴ-3-別添 7 原子炉圧力容器内部構造物の強度計算書
1.5 原子炉圧力制御系

1.5 原子炉圧力制御系

圧力制御装置は，原子炉圧力を一定に保つよう

圧力制御装置は，原子炉圧力を一定に保つように，蒸気加減弁の開度を自動制御する設計とする。

に，蒸気加減弁の開度を自動制御する設計とする。

また，原子炉圧力が急上昇するような場合，ター

また，原子炉圧力が急上昇するような場合，タービンバイパス弁を開き，原子炉圧力の過度の上昇

ビンバイパス弁を開き，原子炉圧力の過度の上昇を防止する設計とする。

を防止する設計とする。

圧力制御装置は主蒸気圧力とあらかじめ設定し圧力制御装置は主蒸気圧力とあらかじめ設定した圧力設定値とを比較し，圧力偏差信号を発信した圧力設定値とを比較し，圧力偏差信号を発信して，蒸気加減弁及びタービンバイパス弁の開度をて，蒸気加減弁及びタービンバイパス弁の開度を制御することにより，負荷の変動その他の発電用制御することにより，負荷の変動その他の発電用

原子炉の運転に伴う原子炉圧力容器内の圧力の変

原子炉の運転に伴う原子炉圧力容器内の圧力の変動を自動的に調整する設計とする。

動を自動的に調整する設計とする。

−−（追加要求事項なし）【33 条 5】
1.6 原子炉給水制御系

1.6 原子炉給水制御系

原子炉給水制御系は，原子炉水位を一定に保つ

原子炉給水制御系は，原子炉水位を一定に保つようにするため，原子炉給水流量，主蒸気流量及びようにするため，原子炉給水流量，主蒸気流量及び原子炉水位の信号を取り入れ，タービン駆動原子原子炉水位の信号を取り入れ，タービン駆動原子炉給水ポンプの速度を調整することなどにより原炉給水ポンプの速度を調整することなどにより原

子炉給水流量を自動的に制御できる設計とする。

子炉給水流量を自動的に制御できる設計とする。

−−（追加要求事項なし）【33 条 6】2.

計測装置等

2.1 計測装置

2.

計測装置等

−

2.1 計測装置

6−（追加要求事項なし）

基本設計方針
変 更
2.1.1

前

通常運転時及び運転時の異常な過渡変化時における計測工認添付説明書との関係

変 更 後
2.1.1

様式１への反映結果

通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び重大事故等時における計測

計測制御系統施設は，炉心，原子炉冷却材圧

計測制御系統施設は，炉心，原子炉冷却材圧

力バウンダリ及び原子炉格納容器バウンダリ

力バウンダリ及び原子炉格納容器バウンダリ

並びにこれらに関する系統の健全性を確保す並びにこれらに関する系統の健全性を確保するために 監視することが必要なパラメータ

るために監視することが必要なパラメータを，通常運転時及び運転時の異常な過渡変化

を，通常運転時及び運転時の異常な過渡変化時においても想定される範囲内で監視できる時においても想定される範囲内で監視できる設計とする。

設計とする。
【34 条 1】

設計基準事故が発生した場合の状況把握及設計基準事故が発生した場合の状況把握及び対策を講じるために必要なパラメータは，び対策を講じるために必要なパラメータは，

設計基準事故時に想定される環境下において設計基準事故時に想定される環境下において十分な測定範囲及び期間にわたり監視できる十分な測定範囲及び期間にわたり監視できるとともに，発電用原子炉の停止及び炉心の冷とともに，発電用原子炉の停止及び炉心の冷却に係るものについては，設計基準事故時に却に係るものについては，設計基準事故時においても 2 種類以上監視又は推定できる設計

おいても 2 種類以上監視又は推定できる設計

とする。

とする。
【34 条 2】

炉心に おける中性 子束密度 を計測 するた

炉心におけ る中性子束密度を計測 するため，原子炉内に設置した検出器で起動領域，出め，原子炉内に設置した検出器で起動領域，出力領域の 2 つの領域に分けて中性子束を計測

力領域の 2 つの領域に分けて中性子束を計測できる設計とする。

できる設計とする。
【34 条 9】

炉周期は起動領域計装の計測結果を用いて演算できる設計とする。

炉周期は起動領域計装の計測結果を用いて演算できる設計とする。
【34 条 11】
重大事故等が発生し，当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメー
タとして，原子炉圧力容器内の温度，圧力及び水位，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水量，原子炉格納容器内の温度，圧力，水位，水素濃度及び酸素濃度及び放射線量率，原−

子炉建屋原子炉棟内の水素濃度並びに未臨界の維持又は監視，最終ヒートシンクの確保，原
子炉格納容器バイパスの監視，水源の確保，使用済燃料プールの監視に必要なパラメータを計測する装置を設ける設計とする。
【73 条 2】

7−
（冒頭宣言）

基本設計方針変 更

前

工認添付説明書との関係

変 更 後Ⅴ-1-1-4-4

重大事故等が発生し，計測機器（非常用のも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）のを含む。
）の故障により，当該重大事故等に様式１への反映結果
3. 計測装置の設計
3.1 重大事故等対処設備に関する計測装置の設計(1) 設備仕様に係る設計対処するために監視することが必要なパラメータを計測することが困難となった場合におⅤ-1-5-1 計測装置の構成に関する説明書並びに計測いて，当該パラメータを推定するために必要範囲及び警報動作範囲に関する説明書

なパラメータを計測する設備を設置又は保管

2.2 重大事故等対処設備に関する計測する設計とする。

3.1 計測装置の構成【73 条 1】

4. 計測装置の計測範囲及び警報動作範囲

a. 計測装置の計測範囲に関する設計
c. 計測装置の構成の設計

重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータは，炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために必要な発電用原子炉施設の状態を把握するためのパラメータとし，計測する装置は「表 1
計測制御系統施設の主要設備リスト」の「計測装置」に示す重大事故等対処設備の他，フィルタ装置水位（個数 2，計測範囲 180 mm〜5500mm），フィルタ装置圧力（個数 1，計測範囲 0〜
1 MPa），フィルタ装置スクラビング水温度（個数 1，計測範囲 0〜300 ℃），フィルタ装置入口
水素濃度（個数 2，計測範囲 0〜100 ％），残留
熱除去系海水系系統流量（個数 2，計測範囲 0〜550 L/s），緊急用海水系流量（残留熱除去系，熱交換器）（個数 1，計測範囲 0〜800 m3/h）
緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）（個数
1，計測範囲 0〜50 m3/h），常設高圧代替注水系
ポンプ吐出圧力（個数 1，計測範囲 0〜10 MPa），
常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力（個数 2，
計測範囲 0〜5 MPa）
，代替循環冷却系ポンプ吐
出圧力（個数 2，計測範囲 0〜5 MPa）
，原子炉
隔離時冷却系ポンプ吐出圧力（個数 1，計測範囲 0〜10 MPa）
，高圧炉心スプレイ系ポンプ吐
出圧力（個数 1，計測範囲 0〜10 MPa）
，残留熱除去系ポンプ吐出圧力（個数 3，計測範囲 0〜
4 MPa），低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力（個数 1，計測範囲 0〜4 MPa）
，静的触媒式水素再結合器動作監視装置（個数 4，計測範囲 0〜300 ℃）とする。
【73 条 3】
発電用原子炉施設の状態を直接監視するこ

Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用さ

83. 計測装置の設計
3.1 重大事故等対処設備に関する計測装置の設計

基本設計方針変 更

前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式１への反映結果れる条件の下における健全性に関する説明書とはできないが，電源設備の受電状態，重大事(1) 設備仕様に係る設計

3.3 計測制御系統施設

故等対処設備の運転状態及びその他の設備の運転状態により発電用原子炉施設の状態を補助的に監視するパラメータを補助パラメータとし，その補助パラメータのうち重大事故等対処設備を活用する手順の着手の判断基準として使用するＭ／Ｃ

２Ｃ電圧，Ｍ／Ｃ

２

Ｄ電圧，Ｍ／Ｃ ＨＰＣＳ電圧，Ｐ／Ｃ ２Ｃ
電圧，Ｐ／Ｃ

２Ｄ電圧，緊急用Ｍ／Ｃ電圧，

緊急用Ｐ／Ｃ電圧，直流 125V 系主母線盤２Ａ
電圧，
直流 125V 系主母線盤２Ｂ電圧，直流 125V
主母線盤ＨＰＣＳ電圧，直流±24V 中性子モニタ用分電盤２Ａ電圧，直流±24V 中性子モニタ
用分電盤２Ｂ電圧，緊急用直流 125V 主母線盤
電圧，非常用窒素供給系供給圧力，非常用窒素
供給系高圧窒素ボンベ圧力，非常用逃がし安全弁駆動系供給圧力，非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベ圧力を計測する装置は，重大事故等対処等設備としての設計を行う。
【73 条 5】2.1.2

Ⅴ-1-1-4-4

原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度

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）の計測

3. 計測装置の設計
3.1 重大事故等対処設備に関する計測装置の設計(1) 設備仕様に係る設計

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防a. 計測装置の計測範囲に関する設計

Ⅴ-1-1-4-別添 2 設定根拠に関する説明書（別添）

止するための設備のうち，炉心の著しい損傷

c. 計測装置の構成の設計が発生した場合において，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度が変動する可能性のⅤ-1-5-1 計測装置の構成に関する説明書並びに計測ある範囲にわたり測定できる設備として，格範囲及び警報動作範囲に関する説明書

4.

格納容器内雰囲気ガスサンプリング装置に関する

納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素

2.2 重大事故等対処設備に関する計測

設計

濃度（ＳＡ）を設ける設計とする。

3.1 計測装置の構成(1) 設備仕様に係る設計【67 条 3】4. 計測装置の計測範囲及び警報動作範囲

格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内
酸素濃度（ＳＡ）は，格納容器内雰囲気ガスサ
ンプリング装置（圧縮機吐出圧力 0.73 MPa 以
上，圧縮機容量 5.25 L/min 以上，冷却器容量
42.8 kJ/h 以上，窒素ボンベ本数 4 以上，空調
機容量 1.75 kW 以上）により原子炉格納容器
内の雰囲気ガスを原子炉建屋原子炉棟内へ導き，検出器で測定することで，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度を中央制御室より9基本設計方針変 更

前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式１への反映結果監視できる設計とする。
【67 条 17】【73 条 3-1】
格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内

第 1-4-1 図

単線結線図（1／5）

第 1-4-4 図

単線結線図（4／5）

酸素濃度（ＳＡ）は，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備から給電が可能な(2) 各機器固有の設計
b. 電源給電に関する設計設計とする。
【67 条 18】

3. 計測装置の設計
3.1 重大事故等対処設備に関する計測装置の設計

Ⅴ-1-5-1 計測装置の構成に関する説明書並びに計測範囲及び警報動作範囲に関する説明書
3.1 計測装置の構成

2.1.3

格納容器フィルタベント設備排気経路内の

Ⅴ-1-5-1 計測装置の構成に関する説明書並びに計測

水素濃度の計測範囲及び警報動作範囲に関する説明書

格納容器圧力逃がし装置の排出経路におけ2.2 重大事故等対処設備に関する計測

3. 計測装置の設計
3.1 重大事故等対処設備に関する計測装置の設計(1) 設備仕様に係る設計

る水素濃度を測定し，監視できるよう，水素が3.1 計測装置の構成

a. 計測装置の計測範囲に関する設計蓄積する可能性のある排出経路の配管頂部に4. 計測装置の計測範囲及び警報動作範囲

c. 計測装置の構成の設計

フィルタ装置入口水素濃度（個数 2，計測範囲
0〜100 ％）を設ける設計とする。
【67 条 11】
フィルタ装置入口水素濃度は，常設代替交

第 1-4-1 図

単線結線図（1／5）

第 1-4-4 図

単線結線図（4／5）

流電源設備又は可搬型代替交流電源設備から給電が可能な設計とする。

3. 計測装置の設計
3.1 重大事故等対処設備に関する計測装置の設計(2) 各機器固有の設計
b. 電源給電に関する設計【67 条 13】
Ⅴ-1-5-1 計測装置の構成に関する説明書並びに計測範囲及び警報動作範囲に関する説明書
3.1 計測装置の構成
2.1.4

原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟に

Ⅴ-1-1-4-4

漏えいした水素濃度の計測

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）(1) 設備仕様に係る設計

炉心の著しい損傷が発生した場合において
原子炉建屋等の水素爆発による損傷を防止す

3. 計測装置の設計
3.1 重大事故等対処設備に関する計測装置の設計

Ⅴ-1-5-1

るために原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度が計測装置の構成に関する説明書並びに計測範囲及び警報動作範囲に関する説明書

変動する可能性のある範囲にわたり測定でき

2.2 重大事故等対処設備に関する計測る監視設備として，原子炉建屋水素濃度を設

3.1 計測装置の構成

ける設計とする。

4. 計測装置の計測範囲及び警報動作範囲

a. 計測装置の計測範囲に関する設計
c. 計測装置の構成の設計【68 条 1】
原子炉建屋水素濃度は，中央制御室において連続監視できる設計とする。
【68 条 11】
原子炉建屋水素濃度のうち，原子炉建屋原

第 1-4-1 図

単線結線図（1／5）

第 1-4-2 図

単線結線図（2／5）

子炉棟 6 階に設置するものについては，常設
代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設

3. 計測装置の設計
3.1 重大事故等対処設備に関する計測装置の設計(2) 各機器固有の設計
b. 電源給電に関する設計

10

基本設計方針変 更

前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式１への反映結果

備から給電が可能な設計とし，原子炉建屋原
子炉棟 6 階を除く原子炉建屋原子炉棟に設置

第 1-4-4 図

単線結線図（4／5）

するものについては，常設代替直流電源設備
又は可搬型代替直流電源設備からの給電が可

Ⅴ-1-5-1 計測装置の構成に関する説明書並びに計測範囲及び警報動作範囲に関する説明書

能な設計とする。

3.1 計測装置の構成【68 条 12】2.1.5

静的触媒式水素再結合器の作動状態監視

Ⅴ-1-8-2

原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関す

Ⅴ-1-10-8「原子炉格納施設」の様式−1

昇を抑制し，水素濃度を可燃限界未満に制御

3. 原子炉格納施設の設計
3.3 可燃性ガス濃度制御設備の設計原子炉建屋等の破損を防止するための水素濃度低減設備の設
計(1) 原子炉建屋等の破損を防止するための水素するための重大事故等対処設備として，水素濃度低減設備のうち，静的触媒式水素再結合器

る説明書

炉心の著しい損傷が発生した場合において
原子炉建屋等の水素爆発による損傷を防止す

2.2.2 静的触媒式水素再結合器

るために原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度上

4.2.2 静的触媒式水素再結合器

濃度制御設備である静的触媒式水素再結合器の設計

動作監視装置を設ける設計とする。

a. 設備仕様に係る設計【68 条 1】(d) 静的触媒式水素再結合器の動作監視装静的触媒式水素再結合器動作監視装置（個置

数 4，計測範囲 0〜300 ℃，検出器種類 熱電対）は，静的触媒式水素再結合器の入口側及び出口側の温度により静的触媒式水素再結合器の作動状態を中央制御室から監視できる設計とし，重大事故等時において測定可能なよう耐環境性を有した熱電対を使用する。
【68 条 9】静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，

第 1-4-2 図

単線結線図（2／5）

常設代替直流電源設備又は可搬型代替直流電源設備から給電が可能な設計とする。

第 1-4-4 図

単線結線図（4／5）

【68 条 10】Ⅴ-1-8-2

原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する説明書

Ⅴ-1-10-8「原子炉格納施設」の様式−13. 原子炉格納施設の設計
3.3 可燃性ガス濃度制御設備の設計原子炉建屋等の破損を防止するための水素濃度低減設備の設
計(1) 原子炉建屋等の破損を防止するための水素濃度低減設備のうち，静的触媒式水素再結合器

4.3 水素濃度低減設備に係る電源の設計
a. 設備仕様に係る設計(e)

静的触媒式水素再結合器動作監視装置

への電源給電に関する設計
2.2 警報装置等

2.2 警報装置等

設計基準対象施設は，発電用原子炉施設の機械

設計基準対象施設は，発電用原子炉施設の機械又は器具の機能の喪失，誤操作その他の異常によ又は器具の機能の喪失，誤操作その他の異常により発電用原子炉の運転に著しい支障を及ぼすおそり発電用原子炉の運転に著しい支障を及ぼすおそれが発生した場合（中性子束，温度，圧力，流量等れが発生した場合（中性子束，温度，圧力，流量等のプロセス変数が異常値になった場合，発電用原のプロセス変数が異常値になった場合，発電用原

−

11

−
（追加要求事項なし）

基本設計方針変 更

前

工認添付説明書との関係

変 更 後

子炉施設の安全性に関連する設備が動作した場合

子炉施設の安全性に関連する設備が動作した場合等）に，これらを確実に検出して自動的に警報（原等）に，これらを確実に検出して自動的に警報（原子炉水位低又は高，原子炉圧力高，中性子束高等）

子炉水位低又は高，原子炉圧力高，中性子束高等）を発信する装置を設けるとともに，表示ランプのを発信する装置を設けるとともに，表示ランプの点灯及びブザー鳴動等により運転員に通報できる

点灯及びブザー鳴動等により運転員に通報できる設計とする。

設計とする。

様式１への反映結果【47 条 1】
発電用原子炉並びに原子炉冷却系統に係る主要発電用原子炉並びに原子炉冷却系統に係る主要な機械又は器具の動作状態を正確，かつ迅速に把な機械又は器具の動作状態を正確，かつ迅速に把握できるようポンプの運転停止状態及び弁の開閉握できるようポンプの運転停止状態及び弁の開閉状態等を表示灯により監視できる設計とする。

状態等を表示灯により監視できる設計とする。
【47 条 5】

2.3 計測結果の表示，記録及び保存

Ⅴ-1-5-1 計測装置の構成に関する説明書並びに計測

2.3 計測結果の表示，記録及び保存

範囲及び警報動作範囲に関する説明書

発電用原子炉の停止及び炉心の冷却並びに放射発電用原子炉の停止及び炉心の冷却並びに放射性物質の閉じ込めの機能の状況を監視するために性物質の閉じ込めの機能の状況を監視するために

2.1 設計基準対象施設に関する計測

必要なパラメータは，設計基準事故時においても必要なパラメータは，設計基準事故時においても3.2 計測装置の計測結果の表示，記録及び保存

確実に記録できる設計とする。

確実に記録し，保存できる設計とする。
【34 条 3】

設計基準対象施設として，炉心における中性子

設計基準対象施設として，炉心における中性子束密度を計測するための計測装置，原子炉圧力容

束密度を計測するための計測装置，原子炉圧力容器の入口及び出口における流量を計測するための器の入口及び出口における流量を計測するための主蒸気流量及び給水流量を計測する装置，原子炉

主蒸気流量及び給水流量を計測する装置，原子炉

圧力容器内の水位を計測するための原子炉水位及圧力容器内の水位を計測するための原子炉水位及び原子炉水位（広帯域）を計測する装置，原子炉格

び原子炉水位（広帯域）を計測する装置，原子炉格

納容器内の圧力，温度及び可燃性ガスの濃度を計

納容器内の圧力，温度及び可燃性ガスの濃度を計測するためのドライウェル圧力，サプレッション・

測するためのドライウェル圧力，サプレッション・

チェンバ圧力，ドライウェル雰囲気温度，サプレッ

チェンバ圧力，ドライウェル雰囲気温度，サプレッ

ション・チェンバ雰囲気温度，格納容器内水素濃度

ション・チェンバ雰囲気温度，格納容器内水素濃度

及び格納容器内酸素濃度を計測する装置を設け，及び格納容器内酸素濃度を計測する装置を設け，これらの計測装置は計測結果を中央制御室に表示

これらの計測装置は計測結果を中央制御室に表示できる設計とする。また，計測結果を記録できる設できる設計とする。また，計測結果を記録し，及び計とする。

保存できる設計とする。
【34 条 10】【34 条 14】【34 条 16】【34 条 17】

制御棒の位置を計測する装置並びに原子炉圧力

制御棒の位置を計測する装置並びに原子炉圧力容器の入口及び出口における圧力及び温度を計測

容器の入口及び出口における圧力及び温度を計測するための給水圧力，給水温度，主蒸気圧力及び主するための給水圧力，給水温度，主蒸気圧力及び主蒸気温度を計測する装置を設け，これらの計測装

蒸気温度を計測する装置を設け，これらの計測装

置は計測結果を中央制御室に表示できる設計とす

置は計測結果を中央制御室に表示できる設計とする。また，記録はプロセス計算機から帳票として出る。また，記録はプロセス計算機から帳票として出12

3. 計測装置の設計
3.2 設計基準対象施設に関する計測装置の設計(1) 計測結果の記録及び保存

基本設計方針
変 更

前力できる設計とする。

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式１への反映結果

力し保存できる設計とする。
【34 条 12】【34 条 15】

原子炉冷却材の不純物の濃度は，試料採取設備

原子炉冷却材の不純物の濃度は，試料採取設備により断続的に試料を採取し分析を行い，測定結により断続的に試料を採取し分析を行い，測定結果を記録する。

果を記録し，及び保存する。
【34 条 13】
炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等

Ⅴ-1-5-1

を成功させるために必要な発電用原子炉施設の状計測装置の構成に関する説明書並びに計測範囲及び警報動作範囲に関する説明書

態を把握するためのパラメータを計測する装置

2.2 重大事故等対処設備に関する計測は，設計基準事故等に想定される変動範囲の最大4. 計測装置の計測範囲及び警報動作範囲

3. 計測装置の設計
3.1 重大事故等対処設備に関する計測装置の設計(1) 設備仕様に係る設計
a. 計測装置の計測範囲に関する設計

値を考慮し，適切に対応するための計測範囲を有する設計とするとともに，重大事故等が発生し，当Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用さ

該重大事故等に対処するために監視することが必れる条件の下における健全性に関する説明書
3.2 計測制御系統施設

要な原子炉圧力容器内の温度，圧力及び水位並びに原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水量
等のパラメータの計測が困難となった場合又は計
測範囲を超えた場合に，代替パラメータにより推定ができる設計とする。
【73 条 7】

Ⅴ-1-5-1

また，重大事故等時に設計基準を超える状態に計測装置の構成に関する説明書並びに計測範囲及び警報動作範囲に関する説明書

おける発電用原子炉施設の状態を把握するための3. 計測装置の設計
3.1 重大事故等対処設備に関する計測装置の設計(1) 設備仕様に係る設計能力（最高計測可能温度等（設計基準最大値等））

2.2 重大事故等対処設備に関する計測を明確にするとともに，パラメータの計測が困難

3.1 計測装置の構成

a. 計測装置の計測範囲に関する設計となった場合又は計測範囲を超えた場合の代替パ

3.2 計測装置の計測結果の表示，記録及び保存

b. 計測結果の表示，記録及び保存に関する設
計

ラメータによる推定等，複数のパラメータの中から確からしさを考慮した優先順位を保安規定に定めて管理する。

＜下線部＞【73 条 6】【73 条 8】運用に関する記載であり，保安規定にて対応。

原子炉格納容器内の温度，圧力，水位，水素濃度等想定される重大事故等の対応に必要となるパラ
メータは，計測又は監視できる設計とする。また，
計測結果は中央制御室に指示又は表示し，記録できる設計とする。
【73 条 11】
重大事故等の対応に必要となるパラメータは，
安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）のうち緊
急時対策支援システム伝送装置にて電磁的に記録，保存し，電源喪失により保存した記録が失われないとともに帳票が出力できる設計とする。また，

13

＜下線部＞
−

基本設計方針変 更

前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式１への反映結果

記録は必要な容量を保存できる設計とする。
【73 条 12】2.4 電源喪失時の計測

第 1-4-1 図

単線結線図（1／5）

第 1-4-2 図

単線結線図（2／5）

炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等
を成功させるために必要な発電用原子炉施設の状

3. 計測装置の設計
3.1 重大事故等対処設備に関する計測装置の設計(2) 各機器固有の設計
b. 電源給電に関する設計態を把握するためのパラメータを計測する装置の第 1-4-4 図

電源は，非常用交流電源設備又は非常用直流電源

単線結線図（4／5）

設備の喪失等により計器電源が喪失した場合において，代替電源設備として常設代替交流電源設備， Ⅴ-1-5-1 計測装置の構成に関する説明書並びに計測範囲及び警報動作範囲に関する説明書

可搬型代替交流電源設備，所内常設直流電源設備，3.1 計測装置の構成

常設代替直流電源設備又は可搬型代替直流電源設
備を使用できる設計とする。
【73 条 9】Ⅴ-1-5-1

また，代替電源設備が喪失し計測に必要な計器

計測装置の構成に関する説明書並びに計測範囲及び警報動作範囲に関する説明書

電源が喪失した場合，特に重要なパラメータとし3. 計測装置の設計
3.1 重大事故等対処設備に関する計測装置の設計(1) 設備仕様に係る設計て，炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策

2.2 重大事故等対処設備に関する計測等を成功させるために必要な発電用原子炉施設の3.1 計測装置の構成

a. 計測装置の計測範囲に関する設計

状態を把握するためのパラメータを計測する装置

4. 計測装置の計測範囲及び警報動作範囲

c. 計測装置の構成の設計については，温度，圧力，水位及び流量に係るものについて，乾電池を電源とした可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の温度，圧力，水位及び流量（注水量）計測用）（個数 20（予備 20））及び可搬型計測器（原子炉圧力容器及び原子炉格
納容器内の圧力，水位及び流量（注水量）計測用）（個数 19（予備 19））により計測できる設計とし，これらを保管する設計とする。
【73 条 10】3.

安全保護装置等

3.1 安全保護装置
3.1.1

安全保護装置の機能及び構成

3.

安全保護装置等

計測制御系統施設 要目表

3.1 安全保護装置
3.1.1

安全保護装置の機能及び構成（追加要求事項はないが，本工認で必要な設計）
6. 原子炉非常停止信号及び工学的安全施設等の設計

Ⅴ-1-5-2 原子炉非常停止信号の設定値の根拠に関す

安全保護装置は，運転時の異常な過渡変化

安全保護装置は，運転時の異常な過渡変化

る説明書が発生する場合又は地震の発生により発電用が発生する場合又は地震の発生により発電用

2. 基本方針

原子炉の運転に支障が生ずる場合において，原子炉の運転に支障が生ずる場合において，

3. 施設の詳細設計方針

その異常な状態を検知し及び原子炉緊急停止

その異常な状態を検知し及び原子炉緊急停止

4. 原子炉非常停止信号の設定値の根拠

系その他系統と併せて機能することにより，系その他系統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えないようにで

燃料要素の許容損傷限界を超えないようにできるものとするとともに，設計基準事故が発きるものとするとともに，設計基準事故が発生する場合において，その異常な状態を検知

生する場合において，その異常な状態を検知(1) 設備仕様に係る設計a.

原子炉非常停止信号及び工学的安全施設作動
信号に関する設計

b. 過渡時自動減圧機能に関する設計
ＡＴＷＳ緩和設備に関する設計
c. 過渡時自動減圧機能に関する設計

Ⅴ-1-5-3 工学的安全施設等の起動（作動）信号の設
定値の根拠に関する説明書
2.1 工学的安全施設

14d. 自動減圧機能作動阻止に関する設計

基本設計方針変 更

前

工認添付説明書との関係

変 更 後し，原子炉緊急停止系及び工学的安全施設をし，原子炉緊急停止系及び工学的安全施設を

3.1 工学的安全施設

自動的に作動させる設計とする。

自動的に作動させる設計とする。

4.1 工学的安全施設

様式１への反映結果【35 条 1】運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故

運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故時に対処し得る複数の原子炉緊急停止信号及時に対処し得る複数の原子炉緊急停止信号及び工学的安全施設作動信号を設ける設計とすび工学的安全施設作動信号を設ける設計とする。

る。
【35 条 2】

なお，安全保護装置は設置（変更）許可を申

なお，安全保護装置は設置（変更）許可を申請し受けた運転時の異常な過渡変化の評価の請し受けた運転時の異常な過渡変化の評価の条件を満足する設計とする。

条件を満足する設計とする。
【35 条 3】

安全保護装置を構成する機械若しくは器具

安全保護装置を構成する機械若しくは器具

又はチャンネルは，単一故障が起きた場合又又はチャンネルは，単一故障が起きた場合又は使用状態からの単一の取り外しを行った場

は使用状態からの単一の取り外しを行った場

合において，安全保護機能を失わないよう，多合において，安全保護機能を失わないよう，多重性を確保する設計とする。

重性を確保する設計とする。
【35 条 4】

安全保護装置を構成するチャンネルは，そ

安全保護装置を構成するチャンネルは，それぞれ互いに分離し，それぞれのチャンネル

れぞれ互いに分離し，それぞれのチャンネル間において安全保護機能を失わないよう物理間において安全保護機能を失わないよう物理的，電気的に分離し，独立性を確保する設計と的，電気的に分離し，独立性を確保する設計と

する。

する。

−

−
（追加要求事項なし）【35 条 5】
また，各チャンネルの電源は，分離，独立した母線から供給する設計とする。

また，各チャンネルの電源は，分離，独立した母線から供給する設計とする。
【35 条 6】安全保護装置は，駆動源の喪失，系統の遮断

安全保護装置は，駆動源の喪失，系統の遮断

その他の不利な状況が発生した場合においてその他の不利な状況が発生した場合においても，フェイル・セイフとすることで発電用原子も，フェイル・セイフとすることで発電用原子炉施設をより安全な状態に移行するか，又は炉施設をより安全な状態に移行するか，又は当該状態を維持することにより，発電用原子

当該状態を維持することにより，発電用原子炉施設の安全上支障がない状態を維持できる

炉施設の安全上支障がない状態を維持できる設計とする。

設計とする。

−【35 条 7】計測制御系統施設の一部を安全保護装置と計測制御系統施設の一部を安全保護装置と共用する場合には，その安全機能を失わない

共用する場合には，その安全機能を失わない

よう，計測制御系統施設から機能的に分離しよう，計測制御系統施設から機能的に分離した設計とする。

た設計とする。

15−（追加要求事項なし）

基本設計方針
変 更

前

変 更 後

工認添付説明書との関係

様式１への反映結果−−（追加要求事項なし）【35 条 10】
また，運転条件に応じて作動設定値を変更

また，運転条件に応じて作動設定値を変更できる設計とする。

できる設計とする。

【35 条 13】
非常用炉心冷却設備その他の非常時に発電

非常用炉心冷却設備その他の非常時に発電用原子炉の安全を確保するための設備を運転用原子炉の安全を確保するための設備を運転中に試験する場合に使用する電動弁用電動機

中に試験する場合に使用する電動弁用電動機の熱的過負荷保護装置は，設計基準事故時にの熱的過負荷保護装置は，設計基準事故時において不要な作動をしないようにできる設計

おいて不要な作動をしないようにできる設計

とする。

とする。
【38 条 6】3.1.2

安全保護装置の不正アクセス行為等の被害

Ⅴ-1-5-1の防止

計測装置の構成に関する説明書並びに計測

5. 安全保護装置の不正アクセス防止の設計

範囲及び警報動作範囲に関する説明書

安全保護装置のうち，アナログ回路で構成

2.1 設計基準対象施設に関する計測する機器は，外部ネットワークとの物理的分

3.3 安全保護装置

離及び機能的分離，外部ネットワークからの＜下線部＞

遠隔操作防止並びに物理的及び電気的アクセ

スの制限を設け，システムの据付，更新，試験， 運用に関する記載であり，保安規定にて対応。
保守等で，承認されていない者の操作を防止する措置を講じることで，不正アクセス行為
その他の電子計算機に使用目的に沿うべき動作をさせず，又は使用目的に反する動作をさせる行為による被害を防止できる設計とする。
安全保護装置のうち，一部デジタル演算処理を行う機器は，外部ネットワークと物理的分離及び機能的分離，外部ネットワークからの遠隔操作防止及びウイルス等の侵入防止並びに物理的及び電気的アクセスの制限を設け，システムの据付，更新，試験，保守等で，承認されていない者の操作及びウイルス等の侵入を防止する措置を講じることで，不正ア
クセス行為その他の電子計算機に使用目的に沿うべき動作をさせず，又は使用目的に反する動作をさせる行為による被害を防止できる設計とする。
【35 条 8】安全保護装置が収納された盤の施錠によりハードウェアを直接接続させない措置を実施

16

＜下線部＞
−

基本設計方針変 更

前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式１への反映結果すること及び安全保護装置のうち一部デジタ
ル演算処理を行う機器のソフトウェアは設計，製作，試験及び変更管理の各段階で検証及びと妥当性確認を適切に行うことを保安規定に定め，不正アクセスを防止する。
【35 条 9】Ⅴ-1-5-3 工学的安全施設等の起動（作動）信号の設定

3.2 ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）

2. 計測制御系統施設の兼用に関する設計
2.1 機能単位の系統の明確化

運転時の異常な過渡変化時において発電用原子値の根拠に関する説明書

炉の運転を緊急に停止することができない事象が2.2 その他の工学的安全施設

2.2 兼用する機能の確認

発生するおそれがある場合又は当該事象が発生し3.2 その他の工学的安全施設

2.3 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計た場合においても炉心の著しい損傷を防止するた

4.2 その他の工学的安全施設③ 工学的安全施設等の起動信号
・ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）

め，原子炉冷却材圧力バウンダリ及び原子炉格納Ⅴ-1-5-4

容器の健全性を維持するとともに，発電用原子炉

発電用原子炉の運転を管理するための制御装置に係る制御方法に関する説明書

を未臨界に移行するために必要な重大事故等対処

2.4

兼用を含む計測制御系統施設の機器の仕様等に関する設計

3.4.4 安全保護系（原子炉緊急停止系作動回路及び設備として，ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）を設ける設計とする。

工学的安全施設作動回路）及びその他の工学的【59 条 1】

安全施設等の作動設備

6. 原子炉非常停止信号及び工学的安全施設等の設計(1) 設備仕様に係る設計
b. ＡＴＷＳ緩和設備に関する設計

発電用原子炉が運転を緊急に停止していなければならない状況にもかかわらず，原子炉出力，原子炉圧力等のパラメータの変化から緊急停止していないことが推定される場合の重大事故等対処設備
として，ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）
は，原子炉圧力高又は原子炉水位異常低下（レベル２）の信号により，全制御棒を全挿入させて発電用原子炉を未臨界にできる設計とする。また，ＡＴＷ
Ｓ緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，中央制御室の操作スイッチを手動で操作することで作動させることができる設計とする。
【59 条 3】
3.3

ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリッ

Ⅴ-1-5-3 工学的安全施設等の起動（作動）信号の設定値の根拠に関する説明書

プ機能）
運転時の異常な過渡変化時において発電用原子2.2 その他の工学的安全施設

炉の運転を緊急に停止することができない事象が3.2 その他の工学的安全施設

発生するおそれがある場合又は当該事象が発生し4.2 その他の工学的安全施設

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Ⅴ-1-5-4

発電用原子炉の運転を管理するための制御装置に係る制御方法に関する説明書

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必要な重大事故等対処

3.4.4 安全保護系（原子炉緊急停止系作動回路及び設備として，ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポン

工学的安全施設作動回路）及びその他の工学的

17

6. 原子炉非常停止信号及び工学的安全施設等の設計(1) 設備仕様に係る設計
b. ＡＴＷＳ緩和設備に関する設計

基本設計方針変 更

前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式１への反映結果

安全施設等の作動設備

プトリップ機能）を設ける設計とする。
【59 条 1】
発電用原子炉が運転を緊急に停止していなければならない状況にもかかわらず，原子炉出力，原子炉圧力等のパラメータの変化から緊急停止していないことが推定される場合の重大事故等対処設備
として，ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプト
リップ機能）は，原子炉圧力高又は原子炉水位異常低下（レベル２）の信号により再循環系ポンプ 2 台を自動停止させて，発電用原子炉の出力を抑制できる設計とする。また，ＡＴＷＳ緩和設備（代替再循環系ポンプトリップ機能）は，自動で停止しない
場合に，中央制御室の操作スイッチを手動で操作することにより，再循環系ポンプ遮断器及び再循
環系ポンプ低速度用電源装置遮断器を開放しすることで，再循環系ポンプを停止させることができる設計とする。
【59 条 4】Ⅴ-1-5-3 工学的安全施設等の起動（作動）信号の設定

3.4 過渡時自動減圧機能
原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であ値の根拠に関する説明書って，設計基準事故対処設備が有する発電用原子2.2 その他の工学的安全施設

炉の減圧機能が喪失した場合においても炉心の著

3.2 その他の工学的安全施設

しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するた

4.2 その他の工学的安全施設

め，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するため
Ⅴ-1-5-4に必要な重大事故等対処設備として，逃がし安全

発電用原子炉の運転を管理するための制御装置に係る制御方法に関する説明書

弁を作動させる過渡時自動減圧機能を設ける設計

3.4.4 安全保護系（原子炉緊急停止系作動回路及びとする。

工学的安全施設作動回路）及びその他の工学的【61 条 1】

安全施設等の作動設備

自動減圧機能が喪失した場合の重大事故等対処
設備として，過渡時自動減圧機能は，原子炉水位異常低下（レベル１）及び残留熱除去系ポンプ運転（低圧注水系）又は低圧炉心スプレイ系ポンプ運転の場合に，逃がし安全弁用電磁弁を作動させることにより，逃がし安全弁を強制的に開放し，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧させることができる設計とする。なお，18 個の逃がし安全弁のうち，2 個がこの機能を有するとともに，自動減圧系との干渉及び起動阻止スイッチの判断操作の時間的余裕を考慮し，時間遅れを設ける設計とする。

18

6. 原子炉非常停止信号及び工学的安全施設等の設計(1) 設備仕様に係る設計
c. 過渡時自動減圧機能に関する設計

基本設計方針変 更

前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式１への反映結果【61 条 4】
3.5 自動減圧機能作動阻止

Ⅴ-1-5-4運転時の異常な過渡変化時において発電用原子

発電用原子炉の運転を管理するための制御装置に係る制御方法に関する説明書

炉の運転を緊急に停止することができない事象が3.4.4 安全保護系（原子炉緊急停止系作動回路及び発生した場合に，自動減圧系の起動阻止スイッチ

工学的安全施設作動回路）及びその他の工学的を 2 個作動させることで発電用原子炉の自動によ安全施設等の作動設備

6. 原子炉非常停止信号及び工学的安全施設等の設計(1) 設備仕様に係る設計
d. 自動減圧機能作動阻止に関する設計

る減圧を防止できる設計とする。
【59 条 5】
原子炉緊急停止失敗時に自動減圧系が作動すると，高圧炉心スプレイ系，残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系から大量の冷水が注水され出力の急激な上昇につながるため，自動減圧系の起動阻止スイッチにより自動減圧系及び過渡時自動減圧機能による自動減圧を阻止できる設計とする。
【59 条 2】【61 条 3】3.6 試験及び検査

3.6 試験及び検査

原子炉緊急停止系は，原子炉運転中でも一度に 1

原子炉緊急停止系は，原子炉運転中でも一度に 1

つずつのチャンネルを各検出器でトリップさせる

つずつのチャンネルを各検出器でトリップさせる

ことによって，スクラム・パイロット弁までのあらことによって，スクラム・パイロット弁までのあらゆる機能をチェックすることができる設計とす

ゆる機能をチェックすることができる設計とす

る。

る。

−

−
（追加要求事項なし）【35 条 11】
工学的安全施設作動回路は，原子炉運転中でも工学的安全施設作動回路は，原子炉運転中でもテスト信号によって各々のチャンネル（検出器をテスト信号によって各々のチャンネル（検出器を含む）の試験を行うことができる設計とする。

含む）の試験を行うことができる設計とする。
【35 条 12】4.

通信連絡設備

4.1 通信連絡設備（発電所内）

4.

通信連絡設備Ⅴ-1-1-10 通信連絡設備に関する説明書

7. 通信連絡設備に関する設計

2.1 通信連絡設備（発電所内）(1) 設備仕様に係る設計

4.1 通信連絡設備（発電所内）

原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊

原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊

又は故障の際に，中央制御室等から人が立ち入る又は故障その他の異常の際に，中央制御室等から可能性のある原子炉建屋，タービン建屋等の建屋

人が立ち入る可能性のある原子炉建屋，タービン

内外各所の人に操作，作業又は退避の指示等の連

建屋等の建屋内外各所の人に操作，作業，退避の指絡を行うことができる設備として，警報装置及び示，事故対策のための集合等の連絡をブザー鳴動

通信設備（発電所内）を設置又は保管する設計とす

等により行うことができる設備及び音声等によりる。

行うことができる設備として，警報装置及び通信

3.1 通信連絡設備（発電所内）

設備（発電所内）を設置又は保管する設計とする。
【46 条 5】【47 条 6】19

a. 通信連絡設備（発電所内）に関する設計

基本設計方針変 更

前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式１への反映結果

警報装置として，十分な数量の警報装置の機能を有する送受話器（ページング）及び多様性を確保した通信設備（発電所内）として，十分な数量の送受話器（ページング），電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ）（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。
）），無線連絡設備（固定型），無線連絡設備（携帯型），携行型有線通話装置，
衛星電話設備（固定型）（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。
））及び衛星電話設備（携帯型）（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。
））を設置又は保管する設計とする。
【46 条 5】【47 条 6】
また，緊急時対策所へ事故状態等の把握に必要なデータを伝送できるデータ伝送設備（発電所内）として，安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）を設置する設計とする。
【46 条 4】【47 条 7】
警報装置，通信設備（発電所内）及びデータ伝送

第 1-4-1 図

単線結線図（1／5）

第 1-4-2 図

単線結線図（2／5）

第 1-4-4 図

単線結線図（4／5）

7. 通信連絡設備に関する設計(1) 設備仕様に係る設計設備（発電所内）については，非常用所内電源又は無停電電源（蓄電池を含む。
）に接続し，外部電源

a. 通信連絡設備（発電所内）に関する設計が期待できない場合でも動作可能な設計とする。
【47 条 8】Ⅴ-1-1-10 通信連絡設備に関する説明書
3.1 通信連絡設備（発電所内）重大事故等が発生した場合において，発電所内

Ⅴ-1-1-10 通信連絡設備に関する説明書

7. 通信連絡設備に関する設計の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行

2.1 通信連絡設備（発電所内）(1) 設備仕様に係る設計

うために必要な通信設備（発電所内）及び計測等を

3.1 通信連絡設備（発電所内）行った特に重要なパラメータを発電所内の必要な場所で共有するために必要な通信設備（発電所内）
として，必要な数量の衛星電話設備（固定型）及び携行型有線通話装置を中央制御室及び緊急時対策
所内に設置又は保管し，必要な数量の衛星電話設
備（携帯型）及び無線連絡設備（携帯型）を緊急時対策所内に保管する設計とする。なお，可搬型については必要な数量に加え，故障を考慮した数量の予備を保管する。
【76 条 22】【77 条 1】
緊急時対策所へ重大事故等に対処するために必20

a. 通信連絡設備（発電所内）に関する設計

基本設計方針変 更

前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式１への反映結果

要なデータを伝送するためのデータ伝送設備（発電所内）として，安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）のうちデータ伝送装置を中央制御室内に設置し，緊急時対策支援システム伝送装置及びＳ
ＰＤＳデータ表示装置は，緊急時対策所建屋内に設置する設計とする。
【76 条 21】【77 条 2】
衛星電話設備（固定型）は，屋外に設置したアンテナと接続することにより，屋内で使用できる設計とする。
【77 条 3】中央制御室内に設置する衛星電話設備（固定型） 第 1-4-1 図

単線結線図（1／5）

は，非常用交流電源設備に加えて，全交流動力電源

7. 通信連絡設備に関する設計(1) 設備仕様に係る設計が喪失した場合においても，代替電源設備である

第 1-4-2 図

単線結線図（2／5）

第 1-4-4 図

単線結線図（4／5）

第 1-4-5 図

単線結線図（5／5）

常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設
備からの給電が可能な設計とする。
【77 条 4】
緊急時対策所内に設置する衛星電話設備（固定型）は，非常用交流電源設備に加えて，全交流動力電源が喪失した場合においても，代替電源設備でⅤ-1-1-10 通信連絡設備に関する説明書

ある緊急時対策所用代替電源設備からの給電が可

2.1 通信連絡設備（発電所内）

能な設計とする。

3.1 通信連絡設備（発電所内）【77 条 5】
衛星電話設備（携帯型），無線連絡設備（携帯型）
及び携行型有線通話装置は，充電池又は乾電池を使用する設計とする。充電池を用いるものについては，ほかの端末又は予備の充電池と交換することにより 7 日間以上継続して通話を可能とし，使用後の充電池は，中央制御室又は緊急時対策所の電源から充電することができる設計とする。また，乾電池を用いるものについては，予備の乾電池と交換することにより，7 日間以上継続して通話ができる設計とする。
【77 条 6】【77 条 7】
安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）のうちデータ伝送装置は，非常用交流電源設備に加えて，
全交流動力電源が喪失した場合においても，代替電源設備である常設代替交流電源設備又は可搬型
代替交流電源設備からの給電が可能な設計とす

21

a. 通信連絡設備（発電所内）に関する設計

基本設計方針変 更

前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式１への反映結果る。
安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）のうち
緊急時対策支援システム伝送装置及びＳＰＤＳデータ表示装置は，非常用交流電源設備に加えて，全交流動力電源が喪失した場合においても，代替電源設備である緊急時対策所用代替電源設備からの給電が可能な設計とする。
【77 条 8】【77 条 9】
重大事故等が発生した場合に必要な通信設備

Ⅴ-1-1-10 通信連絡設備に関する説明書（発電所内）及びデータ伝送設備（発電所内）につ

2.1 通信連絡設備（発電所内）

いては，基準地震動Ｓｓによる地震力に対し，地震

3.1 通信連絡設備（発電所内）

7. 通信連絡設備に関する設計(2) 各機器固有の設計
a. 耐震評価時及び地震後においても通信連絡に係る機能を保持するため，固縛又は固定による転倒防止措置等を実施するとともに，信号ケーブル及び電源ケー
ブルは，耐震性を有する電線管等に敷設する設計とする。
【77 条 10】Ⅴ-1-1-10 通信連絡設備に関する説明書

7. 通信連絡設備に関する設計

設計基準事故が発生した場合において，発電所

2.2 通信連絡設備（発電所外）(1) 設備仕様に係る設計外の本店（東京），国，地方公共団体，その他関係

3.2 通信連絡設備（発電所外）

4.2 通信連絡設備（発電所外）

機関等の必要箇所へ事故の発生等に係る連絡を音声等により行うことができる通信設備（発電所外）として，十分な数量の電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ），テレビ会議シ
ステム（社内）（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。
）），加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）（東海，東海第二発電所共用），専用電話設備（専用電話（ホットライン）（地方公共団体向））（東海，
東海第二発電所共用（以下同じ。
）），衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型）及び統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ−ＦＡＸ）（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。
））を設置又は保管する設計とする。
【46 条 5】【47 条 9】
また，発電所内から発電所外の緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）へ必要なデータを伝送できる
データ伝送設備（発電所外）として，データ伝送設
備を設置する設計とする。

22

b. 通信連絡設備（発電所外）に関する設計

基本設計方針変 更

前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式１への反映結果【47 条 10】
通信設備（発電所外）及びデータ伝送設備（発電所外）については，有線系，無線系又は衛星系回線による通信方式の多様性を備えた構成の通信回線に接続する。電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ），テレビ会議システム（社内），専用電話設備（専用電話（ホットライン）（地方公共団体向）），統合原子力防災ネットワー
クに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，
ＩＰ電話及びＩＰ−ＦＡＸ）及びデータ伝送設備
は，専用通信回線に接続し，輻輳等による制限を受けることなく常時使用できる設計とする。また，これらの専用通信回線の容量は通話及びデータ伝送に必要な容量に対し十分な余裕を確保した設計とする。
【46 条 6】【47 条 11】
通信設備（発電所外）及びデータ伝送設備（発電

第 1-4-1 図

単線結線図（1／5）

第 1-4-2 図

単線結線図（2／5）（蓄電池を含む。
）に接続し，外部電源が期待でき

第 1-4-4 図

単線結線図（4／5）

7. 通信連絡設備に関する設計(1) 設備仕様に係る設計所外）については，非常用所内電源又は無停電電源

b. 通信連絡設備（発電所外）に関する設計ない場合でも動作可能な設計とする。
【47 条 12】

Ⅴ-1-1-10 通信連絡設備に関する説明書
2.2 通信連絡設備（発電所外）
3.2 通信連絡設備（発電所外）
原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊

Ⅴ-1-1-10 通信連絡設備に関する説明書

又は故障その他の異常が発生した場合において，2.2 通信連絡設備（発電所外）

データ伝送設備は，基準地震動Ｓｓによる地震力に

3.2 通信連絡設備（発電所外）

7. 通信連絡設備に関する設計(2) 各機器固有の設計
a. 耐震評価

対し，地震時及び地震後においても，緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）へ必要なデータを伝送する機能を保持するため，固縛又は固定による転倒防止措置等を実施するとともに，信号ケーブル及び電源ケーブルは，耐震性を有する電線管等の電路に敷設する設計とする。
【47 条 13】
重大事故等が発生した場合において，発電所外

Ⅴ-1-1-10 通信連絡設備に関する説明書

7. 通信連絡設備に関する設計（社内外）の通信連絡をする必要のある場所と通

2.2 通信連絡設備（発電所外）(1) 設備仕様に係る設計

信連絡を行うために必要な通信設備（発電所外）及

3.2 通信連絡設備（発電所外）

び計測等を行った特に重要なパラメータを発電所

23b. 通信連絡設備（発電所外）に関する設計

基本設計方針変 更

前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式１への反映結果

外（社内外）の必要な場所で共有するために必要な通信設備（発電所外）として，必要な数量の衛星電話設備（固定型）を中央制御室及び緊急時対策所内に設置し，必要な数量の衛星電話設備（携帯型）及び統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ−
ＦＡＸ）を緊急時対策所内に設置又は保管する設計とする。なお，可搬型については必要な数量に加え，故障を考慮した数量の予備を保管する。
【76 条 22】【77 条 11】
重大事故等が発生した場合において，発電所内から発電所外の緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）へ必要なデータを伝送できるデータ伝送設備（発電所外）として，緊急時対策支援システム伝送装置で構成するデータ伝送設備を緊急時対策所建
屋内に設置する設計とする。
【76 条 24】
【77 条 12】
衛星電話設備（固定型）は，屋外に設置したアンテナと接続することにより，屋内で使用できる設計とする。
【77 条 13】中央制御室内に設置する衛星電話設備（固定型） 第 1-4-1 図

単線結線図（1／5）

は，非常用交流電源設備に加えて，全交流動力電源

7. 通信連絡設備に関する設計(1) 設備仕様に係る設計が喪失した場合においても，代替電源設備である

第 1-4-2 図

単線結線図（2／5）

第 1-4-4 図

単線結線図（4／5）

第 1-4-5 図

単線結線図（5／5）

常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設
備からの給電が可能な設計とする。
【77 条 14】
衛星電話設備（携帯型）は，充電池又は乾電池を使用する設計とする。充電池を用いるものについては，ほかの端末又は予備の充電池と交換するこ

Ⅴ-1-1-10 通信連絡設備に関する説明書とにより 7 日間以上継続して通話を可能とし，使2.2 通信連絡設備（発電所外）

用後の充電池は，中央制御室又は緊急時対策所の

3.2 通信連絡設備（発電所外）

電源から充電することができる設計とする。また，乾電池を用いるものについては，予備の乾電池と交換することにより，7 日間以上継続して通話ができる設計とする。
【77 条 15】【77 条 16】
緊急時対策所建屋内に設置する衛星電話設備（固定型）及び統合原子力防災ネットワークに接24

b. 通信連絡設備（発電所外）に関する設計

基本設計方針変 更

前

工認添付説明書との関係

変 更 後

様式１への反映結果

続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ−ＦＡＸ）は，非常用交流電源設備に加えて，全交流動力電源が喪失した場合においても，代替電源設備である緊急時対策所用代替電源設備
からの給電が可能な設計とする。
【77 条 17】
データ伝送設備（発電所外）は，非常用交流電源
設備に加えて，全交流動力電源が喪失した場合においても，代替電源設備である緊急時対策所用代替電源設備からの給電が可能な設計とする。
【77 条 18】
重大事故等が発生した場合に必要な通信設備

Ⅴ-1-1-10 通信連絡設備に関する説明書（発電所外）及びデータ伝送設備（発電所外）につ

2.2 通信連絡設備（発電所外）

いては，基準地震動Ｓｓによる地震力に対し，地震

3.2 通信連絡設備（発電所外）

7. 通信連絡設備に関する設計(2) 各機器固有の設計
a. 耐震評価時及び地震後においても通信連絡に係る機能を保持するため，固縛又は固定による転倒防止措置等を実施するとともに，信号ケーブル及び電源ケー
ブルは，耐震性を有する電線管等に敷設する設計とする。
【77 条 19】
緊急時対策所内に設置する衛星電話設備（固定Ⅴ-1-1-6

安全設備及び重大事故等対処設備が使用される条件の下における健全性に関する説明書型）及び統合原子力防災ネットワークに接続する
通信連絡設備は，同一の端末を使用することによ

2.2 悪影響防止

り，端末を変更する場合に生じる情報共有の遅延

3.3 計測制御系統施設

7. 通信連絡設備に関する設計(1) 設備仕様に係る設計
b. 通信連絡設備（発電所外）に関する設計を防止することができ，安全性の向上が図れることから，東海発電所及び東海第二発電所で共用す
る設計とする。
【77 条 20】
これらの通信連絡設備は，共用により悪影響を及ぼさないよう，東海発電所及び東海第二発電所の使用する要員が通信連絡するために必要な容量を確保する設計とする。
【77 条 21】
通信連絡設備のうち衛星電話設備（固定型），衛

通信連絡設備のうち衛星電話設備（固定型），衛

星電話設備（携帯型），電力保安通信用電話設備（固星電話設備（携帯型），電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ），テレビ会議シ

定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ），テレビ会議シ

ステム（社内），統合原子力防災ネットワークに接ステム（社内），統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電

続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ−ＦＡＸ），加入電話設備（加入電話及話及びＩＰ−ＦＡＸ），加入電話設備（加入電話及

−

25

−
（追加要求事項なし）

基本設計方針変 更

前

工認添付説明書との関係

変 更 後

び加入ＦＡＸ）及び専用電話設備（ホットライン）

び加入ＦＡＸ）及び専用電話設備（ホットライン）（地方公共団体向）は，東海発電所と共用とする（地方公共団体向）は，東海発電所と共用とする

が，東海第二発電所及び東海発電所に係る通信・通が，東海第二発電所及び東海発電所に係る通信・通話に必要な仕様を満足する設計とすることで，安話に必要な仕様を満足する設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。

全性を損なわない設計とする。

様式１への反映結果【15 条 14】5.

制御用空気設備

5.1

Ⅴ-1-1-4-4

設備別記載事項の設定根拠に関する説明8.

書（計測制御系統施設）

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設
備の設計(1) 設備仕様に係る設計

設備
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減圧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，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するために必要な重大事故等対処設備として，非常用窒素供給系及び非常用逃がし安全弁駆動系を設ける設計とする。
【61 条 1】
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，逃がし安全弁の機能回復のための重大事故等対処設備として，非常用窒素供給系は，逃がし安全弁の作動に必要な逃がし安全弁機能用ア
キュムレータ及び自動減圧機能用アキュムレータ
の充填圧力が喪失した場合において，逃がし安全弁（7 個）の作動に必要な窒素を非常用窒素供給系
高圧窒素ボンベ（空調機容量 3.2 kW 以上）により供給できる設計とする。
【61 条 10】
非常用窒素供給系高圧窒素ボンベの圧力が低下した場合は，現場で非常用窒素供給系高圧窒素ボンベの取替えが可能な設計とする。
【61 条 11】
非常用窒素供給系の流路として，自動減圧機能

Ⅴ-1-1-4-3

設備別記載事項の設定根拠に関する説明8.

書（原子炉冷却系統施設）

用アキュムレータを重大事故等対処設備として使原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設
備の設計(1) 設備仕様に係る設計用することから，流路に係る機能について重大事
故等対処設備として設計する。
【61 条 12】
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するためのⅤ-1-1-4-426

設備別記載事項の設定根拠に関する説明

8.

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設基本設計方針変 更

前

工認添付説明書との関係

変 更 後
設備のうち，逃がし安全弁機能回復のための重大書（計測制御系統施設）

事故等対処設備として，非常用逃がし安全弁駆動

様式１への反映結果
備の設計(1) 設備仕様に係る設計系は，逃がし安全弁の作動に必要な逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュムレータの充填圧力が喪失した場合において，逃がし
安全弁のアクチュエータに非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベ（空調機容量 3.2 kW 以上）により直接窒素を供給することで，逃がし安全弁（4個）を一定期間にわたり連続して開状態を保持できる設計とする。
【61 条 13】
非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベの圧力が低下した場合は，現場で非常用逃がし安全弁
駆動系高圧窒素ボンベの取替えが可能な設計とする。
【61 条 14】6.

主要対象設備

6.

主要対象設備

計測制御系統施設の対象となる主要な設備につい計測制御系統施設の対象となる主要な設備について，「表 1 計測制御系統施設の主要設備リスト」にて，「表 1 計測制御系統施設の主要設備リスト」に

示す。

示す。

−

本施設の設備として兼用する場合に主要設備リス
トに記載されない設備については「表 2

計測制御系

統施設の兼用設備リスト」に示す。

27−（「主要設備リスト」及び「兼用設備リスト」による）

（別添）要目表から工認添付説明書及び様式−１への展開表【対象施設：計測制御系統施設】
要
変

目 表

更 前

1 制御方式

変1

中央制御方式による常時監視並びに手動及び自動

中央制御方式による常時監視並びに手動及び自動

制御

制御
2

中央制御室は以下の機能を有する。

様式１への反映結果

制御方式

2 中央制御室機能及び中央制御室外原子炉停止機能(1) 中央制御室機能

工認添付説明書との関係

更 後

−

−

（追加要求事項なし）

中央制御室機能及び中央制御室外原子炉停止機能(1) 中央制御室機能
中央制御室は以下の機能を有する。

中央制御室は耐震性を有する原子炉建屋付属

中央制御室は耐震性を有する原子炉建屋付属棟内に設置し，基準地震動による地震力に対して棟内に設置し，基準地震動Ｓｓによる地震力に対機能を喪失しない設計とするとともに，発電用原

して機能を喪失しない設計とするとともに，発電

子炉の反応度制御系統及び原子炉停止系統に係用原子炉の反応度制御系統及び原子炉停止系統

る設備，非常用炉心冷却設備その他の非常時に発に係る設備，非常用炉心冷却設備その他の非常時

電用原子炉の安全を確保するための設備を操作に発電用原子炉の安全を確保するための設備をできる設計とする。

操作できる設計とする。

発電用原子炉及び主要な関連設備の運転状況

発電用原子炉及び主要な関連設備の運転状況（発電用原子炉の制御棒の動作状態，発電用原子（発電用原子炉の制御棒の動作状態，発電用原子炉及び原子炉冷却系統に係る主要なポンプの起炉及び原子炉冷却系統に係る主要なポンプの起動・停止状態，発電用原子炉及び原子炉冷却系統

動・停止状態，発電用原子炉及び原子炉冷却系統に係る主要な弁の開閉状態）の監視及び操作がでに係る主要な弁の開閉状態）の監視及び操作ができるとともに，発電用原子炉施設の安全性を確保きるとともに，発電用原子炉施設の安全性を確保するために必要な操作を手動により行うことがするために必要な操作を手動により行うことができる設計とする。

できる設計とする。

a. 中央制御室制御盤等

a. 中央制御室制御盤等−−【38 条 1】

（追加要求事項なし）【38 条 2】Ⅴ-1-5-5 中央制御室の機能に関する説明書

9.

中央制御室の機能の設計

中央制御室制御盤は，原子炉制御関係，原子中央制御室制御盤は，原子炉制御関係，原子炉プラントプロセス計装関係，原子炉緊急停止

炉プラントプロセス計装関係，原子炉緊急停止

3.1.1

中央制御室制御盤の構成

a.

中央制御盤等系関係，原子炉補助設備関係，タービン発電機

系関係，原子炉補助設備関係，タービン発電機

3.1.2

誤操作防止

d.

通信連絡

関係，所内電気回路関係等の計測制御装置を設

関係，所内電気回路関係等の計測制御装置を設けた中央監視操作盤及び中央制御室内裏側直けた中央監視操作盤及び中央制御室内裏側直立盤で構成し，設計基準対象施設の健全性を確立盤で構成し，設計基準対象施設の健全性を確認するために必要なパラメータ（炉心の中性子認するために必要なパラメータ（炉心の中性子束，制御棒位置，原子炉冷却材の圧力，温度及束，制御棒位置，原子炉冷却材の圧力，温度及び流量，原子炉水位，原子炉格納容器内の圧力

び流量，原子炉水位，原子炉格納容器内の圧力及び温度等）を監視できるとともに，全てのプ

及び温度等）を監視できるとともに，全てのプ

ラント運転状態において，運転員に過度な負担

ラント運転状態において，運転員に過度な負担とならないよう，中央制御室制御盤において監とならないよう，中央制御室制御盤において監

2.1 中央制御室制御盤等

28(2) 中央制御室の機能の設計

要
変

目 表

更 前

変

工認添付説明書との関係

更 後視，操作する対象を定め，通常運転，運転時の視，操作する対象を定め，通常運転，運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故の対応に必

異常な過渡変化及び設計基準事故の対応に必要な操作器，指示計，記録計及び警報装置（計要な操作器，指示計，記録計及び警報装置（計測制御系統施設，放射性廃棄物の廃棄施設及び測制御系統施設，放射性廃棄物の廃棄施設及び放射線管理施設の警報装置を含む。）を有する

放射線管理施設の警報装置を含む。）を有する設計とする。

設計とする。

なお，安全保護装置及びそれにより駆動又はなお，安全保護装置及びそれにより駆動又は制御される機器については，バイパス状態，使制御される機器については，バイパス状態，使用不能状態について表示すること等により運用不能状態について表示すること等により運転員が的確に認知できる設計とする。

転員が的確に認知できる設計とする。

様式１への反映結果【38 条 3】
また，運転員の監視及び操作を支援するため

また，運転員の監視及び操作を支援するための装置及びプラント状態の把握を支援する装の装置及びプラント状態の把握を支援する装置としてＣＲＴ等を有する設計とする。

置としてＣＲＴ等を有する設計とする。
【38 条 4】

非常用炉心冷却設備その他の非常時に発電

非常用炉心冷却設備その他の非常時に発電用原子炉の安全を確保するための設備を運転用原子炉の安全を確保するための設備を運転中に試験する場合に使用する電動弁用電動機

中に試験する場合に使用する電動弁用電動機の熱的過負荷保護装置は，使用状態を運転員がの熱的過負荷保護装置は，使用状態を運転員が的確に識別できるよう表示装置を設ける設計

的確に識別できるよう表示装置を設ける設計

とする。

とする。
【38 条 6】

緊急時対策所との連絡及び連携の機能に係

緊急時対策所との連絡及び連携の機能に係る情報伝達の不備や誤判断が生じないよう，緊る情報伝達の不備や誤判断が生じないよう，緊急時対策に必要な情報について運転員を介さ急時対策に必要な情報について運転員を介さずとも確認できる設計とする。

ずとも確認できる設計とする。
【38 条 5】

設計基準対象施設は，プラントの安全上重要

設計基準対象施設は，プラントの安全上重要 Ⅴ-1-5-5 中央制御室の機能に関する説明書

な機能に支障をきたすおそれがある機器・弁等な機能に支障をきたすおそれがある機器・弁等

2.1 中央制御室制御盤等に対して，色分けや銘板取り付け等の識別管理に対して，色分けや銘板取り付け等の識別管理

3.1 中央制御室制御盤等

や人間工学的な操作性も考慮した監視操作エや人間工学的な操作性も考慮した監視操作エ

リア・設備の配置，中央監視操作の盤面配置，

リア・設備の配置，中央監視操作の盤面配置，理解しやすい表示方法により発電用原子炉施

理解しやすい表示方法により発電用原子炉施設の状態が正確，かつ迅速に把握できる設計と設の状態が正確，かつ迅速に把握できる設計とするとともに施錠管理を行い，運転員の誤操作するとともに施錠管理を行い，運転員の誤操作を防止する設計とする。また，保守点検においを防止する設計とする。また，保守点検において誤りが生じにくいよう留意した設計とする。

て誤りが生じにくいよう留意した設計とする。
【38 条 7】中央制御室制御盤は，盤面器具（指示計，記中央制御室制御盤は，盤面器具（指示計，記29

9.

中央制御室の機能の設計(2) 中央制御室の機能の設計
a.

中央制御盤等b.

外部状況把握

要
変

目 表

更 前

変

工認添付説明書との関係

更 後

録計，操作器具，表示装置，警報表示）を系統

録計，操作器具，表示装置，警報表示）を系統毎にグループ化して中央監視操作盤に集約し，毎にグループ化して中央監視操作盤に集約し，操作器具の統一化（色，形状，大きさ等の視覚

操作器具の統一化（色，形状，大きさ等の視覚的要素での識別），操作器具の操作方法に統一的要素での識別），操作器具の操作方法に統一性を持たせること等により，通常運転，運転時性を持たせること等により，通常運転，運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故時においの異常な過渡変化及び設計基準事故時において運転員の誤操作を防止するとともに容易にて運転員の誤操作を防止するとともに，容易に操作ができる設計とする。

操作ができる設計とする。

様式１への反映結果【38 条 9】
運転員が運転時の異常な過渡変化及び設計

当該操作が必要となる理由となった事象が基準事故に対応するための設備を中央制御室

有意な可能性をもって同時にもたらされる環において容易に操作することができる設計と境条件及び発電用原子炉施設で有意な可能性

するとともに，現場操作についても運転時の異をもって同時にもたらされる環境条件（地震，

常な過渡変化及び設計基準事故時に操作が必

内部火災，内部溢水，外部電源喪失並びに燃焼

要な箇所は環境条件を想定し，適切な対応を行

ガスやばい煙，有毒ガス，降下火砕物及び凍結うことにより容易に操作することができる設による操作雰囲気の悪化）を想定しても，運転計とする。

員が運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故に対応するための設備を中央制御室において操作に必要な照明の確保等により容易に操作することができる設計とするとともに，現場操作についても運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故時に操作が必要な箇所は環境条件を想定し，適切な対応を行うことにより容易に操作することができる設計とする。
【38 条 8】b. 外部状況把握

Ⅴ-1-5-5 中央制御室の機能に関する説明書

発電用原子炉施設の外部の状況を把握する

2.2 外部状況把握ため，津波・構内監視カメラ（浸水防護施設の3.2 外部状況把握

設備を計測制御系統施設の設備として兼用（以下同じ。
）），風向，風速その他の気象条件を測定する気象観測設備（東海，東海第二発電所共用（以下同じ。
））等を設置し，津波・構内監視カ
メラの映像，気象観測設備等のパラメータ及び公的機関からの地震，津波，竜巻情報等の入手により中央制御室から発電用原子炉施設に影響を及ぼす可能性のある自然現象等を把握できる設計とする。
【38 条 10】
津波・構内監視カメラは暗視機能等を持ち，30

9.

中央制御室の機能の設計(2) 中央制御室の機能の設計b.

外部状況把握

要
変

目 表

更 前

変

工認添付説明書との関係

更 後

様式１への反映結果

中央制御室にて遠隔操作することにより，発電所構内の周辺状況（海側及び陸側）を昼夜にわたり把握できる設計とする。
【38 条 11】
なお，津波・構内監視カメラは，地震荷重等を考慮し必要な強度を有する設計とするとともに，所内常設直流電源設備から給電できる設計とする。
【38 条 12】c. 居住性の確保

c. 居住性の確保

Ⅴ-1-5-5 中央制御室の機能に関する説明書

中央制御室及びこれに連絡する通路並びに中央制御室及びこれに連絡する通路並びに運転員その他の従事者が中央制御室に出入り

運転員その他の従事者が中央制御室に出入り

3.3.1

換気設備

するための区域は，原子炉冷却系統に係る発電するための区域は，原子炉冷却系統に係る発電

3.3.2

生体遮蔽装置用原子炉施設の損壊又は故障その他の異常が用原子炉施設の損壊又は故障その他の異常が3.3.5

チェンジングエリア

発生した場合に，中央制御室の気密性，遮蔽そ発生した場合に，中央制御室の気密性，遮蔽その他適切な放射線防護措置，気体状の放射性物の他適切な放射線防護措置，気体状の放射性物

質並びに火災等により発生する燃焼ガス及び質並びに火災等により発生する燃焼ガス，ばい

有毒ガスに対する換気設備の隔離その他の適煙，有毒ガス及び降下火砕物に対する換気設備

切な防護措置を講じることにより，発電用原子の隔離その他の適切な防護措置を講じること

炉の運転の停止その他の発電用原子炉施設のにより，発電用原子炉の運転の停止その他の発安全性を確保するための措置をとるための機

電用原子炉施設の安全性を確保するための措能を有するとともに連絡する通路及び出入り置をとるための機能を有するとともに連絡すするための区域は従事者が支障なく中央制御る通路及び出入りするための区域は従事者が室に入ることができる設計とする。

支障なく中央制御室に入ることができるよう，

2.3 居住性の確保

9.

中央制御室の機能の設計(2) 中央制御室の機能の設計
c. 居住性の確保

多重性を有する設計とする。
【38 条 14】
重大事故等が発生し，中央制御室の外側が放射性物質により汚染したような状況下において，運転員が中央制御室の外側から中央制御室に放射性物質による汚染を持ち込むことを防止するため，身体サーベイ及び作業服の着替え等を行うための区画を設ける設計とする。
【74 条 17】
炉心の著しい損傷が発生した場合において Ⅴ-1-5-5 中央制御室の機能に関する説明書
も，可搬型照明（ＳＡ），中央制御室換気系空気

2.3 居住性の確保

調和機ファン，中央制御室換気系フィルタ系フ

3.3 居住性の確保

9.

中央制御室の機能の設計(2) 中央制御室の機能の設計
c. 居住性の確保

ァン，中央制御室換気系フィルタユニット，中央制御室待避室空気ボンベ，中央制御室遮蔽， Ⅴ-1-1-4-7

設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉格納施設）

中央制御室遮蔽（待避室），中央制御室待避室差
31

Ⅴ-1-10-8「原子炉格納施設」の様式−1
2.

原子炉格納施設の兼用する設計

要
変

目 表

更 前

変

工認添付説明書との関係

更 後圧計，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計によ様式１への反映結果
2.1 機能に係る設計条件の設定

り，中央制御室内にとどまり必要な操作ができ

Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用される条件の下における健全性に関する説明書

る設計とする。

別添 4 ブローアウトパネル関連設備の設計方針【74 条 1】
また，原子炉建屋ガス処理系及びブローアウ
トパネル閉止装置により，原子炉格納容器から漏えいした空気中の放射性物質の濃度を低減

2.2 機能単位の系統の明確化
2.3 兼用する機能の確認
2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④ 放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備
・原子炉建屋ガス処理系
2.5 兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計させることで，運転員の被ばくを低減できる設
4.

計とする。
【74 条 19】【74 条 21】

その他原子炉格納施設に係る設計
4.3 原子炉建屋外側ブローアウトパネル閉止装置の設計

中央制御室換気系空気調和機ファン及び中 Ⅴ-1-7-3 中央制御室の居住性に関する説明書
央制御室換気系フィルタ系ファン及び原子炉

3.1 換気設備

建屋ガス処理系は，非常用交流電源設備に加え3.5 可搬型照明

9.

中央制御室の機能の設計(2) 中央制御室の機能の設計
c. 居住性の確保て，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流
電源設備からの給電が可能な設計とする。

第 1-4-1 図 単線結線図（1／5）

【74 条 4】
原子炉建屋ガス処理系は，非常用交流電源設 Ⅴ-1-1-12 非常用照明に関する説明書
備に加えて，常設代替交流電源設備からの給電

Ⅴ-1-10-8「原子炉格納施設」の様式−12. 原子炉格納施設の兼用する設計
2.6 各機器固有の設計(2) その他各設備固有の設計

3.3 重大事故等発生時の照明a.

が可能な設計とする。

原子炉建屋ガス処理系

Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用さ【74 条 23】

れる条件の下における健全性に関する説明書

可搬型照明（ＳＡ）及びブローアウトパネル

別添4 ブローアウトパネル関連設備の設計方針

閉止装置は，全交流動力電源喪失時においてもⅤ-1-10-8「原子炉格納施設」の様式−1
4.

常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電その他原子炉格納施設に係る設計
4.3 原子炉建屋外側ブローアウトパネル閉止装置の設計

源設備からの給電が可能な設計とする。
【74 条 14】【74 条 23】
炉心の著しい損傷後の格納容器圧力逃がし Ⅴ-1-5-5 中央制御室の機能に関する説明書
装置を作動させる場合に放出されるプルーム

3.3.1

通過時に，運転員の被ばくを低減するため，中

換気設備

9.

中央制御室の機能の設計(2) 中央制御室の機能の設計
c. 居住性の確保

央制御室内に中央制御室待避室を設け，中央制
御室待避室には，遮蔽設備として，中央制御室
遮蔽（待避室）を設ける。中央制御室待避室は，中央制御室待避室空気ボンベで正圧化することにより，放射性物質が流入することを一定時間完全に防ぐことができる設計とする。
【74 条 5】
放射線管理施設の中央制御室待避室差圧計
により，中央制御室待避室と中央制御室との間が正圧化に必要な差圧が確保できていること
32

要
変

目 表

更 前

変

工認添付説明書との関係

更 後

様式１への反映結果を把握できる設計とする。
【74 条 15】
炉心の著しい損傷が発生した場合に，原子炉 Ⅴ-1-5-5 中央制御室の機能に関する説明書
建屋ガス処理系は，非常用ガス再循環系排風機

2.3 居住性の確保

及び非常用ガス処理系排風機により原子炉建

3.3.1

9.

中央制御室の機能の設計(2) 中央制御室の機能の設計
c. 居住性の確保

換気設備

屋原子炉棟を負圧に維持するとともに，原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟に漏えいしⅤ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

た放射性物質を含む気体を非常用ガス処理系

3.1.16 原子炉建屋原子炉棟

排気筒から排気し，原子炉格納容器から漏えい
した空気中の放射性物質の濃度を低減させる

Ⅴ-1-7-3 中央制御室の居住性に関する説明書

ことで，中央制御室にとどまる運転員を過度の2.1 基本方針

被ばくから防護する設計とする。

3.1 換気設備【74 条 20】
炉心の著しい損傷が発生し，原子炉建屋ガス Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用される条件の下における健全性に関する説明書

処理系を起動する際に，原子炉建屋外側ブロー

別添 4 ブローアウトパネル関連設備の設計方針

アウトパネルを閉止する必要がある場合には，中央制御室から原子炉格納施設のブローアウ

Ⅴ-1-10-8「原子炉格納施設」の様式−12. 原子炉格納施設の兼用する設計
2.1 機能に係る設計条件の設定
2.2 機能単位の系統の明確化
2.3 兼用する機能の確認
2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計④ 放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備
・原子炉建屋ガス処理系
2.5 兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計
4. その他原子炉格納施設に係る設計
4.3 原子炉建屋外側ブローアウトパネル閉止装置の設計

トパネル閉止装置を操作し，容易かつ確実に開口部を閉止できる設計とする。また，ブローア
ウトパネル閉止装置は現場においても，人力により操作できる設計とする。
【74 条 21】
設計基準事故時及び炉心の著しい損傷が発 Ⅴ-1-5-5 中央制御室の機能に関する説明書
生した場合において，中央制御室内及び中央制

2.3 居住性の確保

御室待避室内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度

3.3.4

9.

中央制御室の機能の設計(2) 中央制御室の機能の設計

酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計

c. 居住性の確保

が活動に支障がない範囲にあることを把握できるよう，酸素濃度計（個数 1（予備 1））及び二酸化炭素濃度計（個数 1（予備 1））を中央制
御室内に保管する設計とする。
【38 条 20】【74 条 16】
重大事故等時に，中央制御室内及び中央制御 Ⅴ-1-5-5 中央制御室の機能に関する説明書
室待避室内での操作並びに身体サーベイ，作業2.3 居住性の確保

服の着替え等に必要な照度の確保は，可搬型照

3.3.3

9.

中央制御室の機能の設計(2) 中央制御室の機能の設計

照明

c. 居住性の確保

明（ＳＡ）（個数 7（予備 2））によりできる設計とする。

Ⅴ-1-1-12 非常用照明に関する説明書【74 条 13】

2.3 重大事故等発生時の照明
3.3 重大事故等発生時の照明

炉心の著しい損傷が発生した場合において Ⅴ-1-5-5 中央制御室の機能に関する説明書
も中央制御室に運転員がとどまるため，以下の

3.3.6
33

データ表示装置（待避室）

9.

中央制御室の機能の設計(2) 中央制御室の機能の設計

要
変

目 表

更 前

変

工認添付説明書との関係

更 後設備を設置又は保管する。

3.3.7

様式１への反映結果

衛星電話設備（可搬型）（待避室）

c. 居住性の確保【74 条 9】【74 条 11】中央制御室待避室に待避した運転員が，緊急時対策所と通信連絡を行うため，必要な数量の衛星電話設備（可搬型）（待避室）を保管する設計とする。
【74 条 9】中央制御室待避室に待避した運転員が，中央制御室待避室の外に出ることなく発電用原子炉施設の主要な計測装置の監視を行うため，必要な数量のデータ表示装置（待避室）を設置す
る設計とする。
【74 条 11】
衛星電話設備（可搬型）（待避室）及びデータ Ⅴ-1-5-5 中央制御室の機能に関する説明書表示装置（待避室）は，全交流動力電源喪失時

3.3.6

データ表示装置（待避室）

においても常設代替交流電源設備又は可搬型

3.3.7

衛星電話設備（可搬型）
（待避室）

9.

中央制御室の機能の設計(2) 中央制御室の機能の設計
c. 居住性の確保

代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
【74 条 10】【74 条 12】d. 通信連絡

d. 通信連絡Ⅴ-1-1-10 通信連絡設備に関する説明書

原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の2.1 通信連絡設備（発電所内）

損壊又は故障の際に，中央制御室等から人が立損壊又は故障その他の異常の際に，中央制御室

2.2 通信連絡設備（発電所外）

ち入る可能性のある原子炉建屋，タービン建屋

等から人が立ち入る可能性のある原子炉建屋，3.1 通信連絡設備（発電所内）等の建屋内外各所の人に操作，作業又は退避のタービン建屋等の建屋内外各所の人に操作，作

3.2 通信連絡設備（発電所外）

指示等の連絡を行うことができるものとする。

業，退避の指示，事故対策のための集合等の連絡をブザー鳴動，音声等により行うことができ

9.

中央制御室の機能の設計(2) 中央制御室の機能の設計
d. 通信連絡Ⅴ-1-5-5 中央制御室の機能に関する説明書

るものとする。

2.4 通信連絡【47 条 6】

3.4 通信連絡

重大事故等が発生した場合において，発電所
内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うことができるものとする。
【77 条 1】【77 条 11】
炉心の著しい損傷が発生した場合において Ⅴ-1-5-5 中央制御室の機能に関する説明書
も中央制御室に運転員がとどまるため，以下の

3.3.6

データ表示装置（待避室）

設備を設置又は保管する。

3.3.7

衛星電話設備（可搬型）（待避室）【74 条 9】【74 条 11】中央制御室待避室に待避した運転員が，緊急時対策所と通信連絡を行うため，必要な数量の衛星電話設備（可搬型）（待避室）を保管する設
34

9.

中央制御室の機能の設計(2) 中央制御室の機能の設計
d. 通信連絡

要
変

目 表

更 前

変

工認添付説明書との関係

更 後

様式１への反映結果計とする。
【74 条 9】中央制御室待避室に待避した運転員が，中央制御室待避室の外に出ることなく発電用原子炉施設の主要な計測装置の監視を行うため，必要な数量のデータ表示装置（待避室）を設置す
る設計とする。
【74 条 11】
衛星電話設備（可搬型）（待避室）及びデータ 第 1-4-1 図 単線結線図

9.

表示装置（待避室）は，全交流動力電源喪失時

中央制御室の機能の設計(2) 中央制御室の機能の設計においても常設代替交流電源設備又は可搬型

d. 通信連絡

代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
【74 条 10】【74 条 12】(2) 中央制御室外原子炉停止機能
中央制御室外原子炉停止機能は以下の機能を有する。

(2) 中央制御室外原子炉停止機能
中央制御室外原子炉停止機能は以下の機能を有する。

火災その他の異常な状態により中央制御室が火災その他の異常な状態により中央制御室が使用できない場合において，中央制御室以外の場

使用できない場合において，中央制御室以外の場

所から，発電用原子炉を高温停止の状態に直ちに所から，発電用原子炉を高温停止の状態に直ちに移行させ，及び必要なパラメータを想定される範移行させ，及び必要なパラメータを想定される範囲内に制御し，その後，発電用原子炉を安全な低囲内に制御し，その後，発電用原子炉を安全な低温停止の状態に移行させ，及び低温停止の状態を

温停止の状態に移行させ，及び低温停止の状態を維持させるために必要な機能を有する中央制御

維持させるために必要な機能を有する中央制御室外原子炉停止装置を設ける設計とする。

室外原子炉停止装置を設ける設計とする。

−【38 条 13】35−
（追加要求事項なし）