東海第二発電所 審査資料
資料番号
SA 設-C-1 改 4
提出年月日
平成 29 年 4 月 28 日

東海第二発電所

重大事故等対処設備について

平成 29 年 4 月
日本原子力発電株式会社
本資料のうち，は商業機密又は核物質防護上の観点から公開できません。

下線部：今回提出資料
目
1

重大事故等対処設備

2

基本設計の方針次

2.1 耐震性・耐津波性
2.1.1 発電用原子炉施設の位置
2.1.2 耐震設計の基本方針
2.1.3 耐津波設計の基本方針
2.2 火災による損傷の防止
2.3 重大事故等対処設備の基本設計方針
2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等について
2.3.2 容量等
2.3.3 環境条件等
2.3.4 操作性及び試験・検査性について
3

個別設備の設計方針
3.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
3.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
3.3 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
3.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
3.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
3.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備
3.7 原子炉格納容器内の過圧破損を防止するための設備
3.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備
目-1

3.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備
3.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備
3.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
3.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備
3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
3.14 電源設備
3.15 計装設備
3.16 原子炉制御室
3.17 監視測定設備
3.18 緊急時対策所
3.19 通信連絡を行うために必要な設備

別添資料-1

耐津波設計

別添資料-2

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備（格納容器

圧力逃がし装置）について
別添資料-3

代替循環冷却の成立性について

別添資料-4

水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備に

ついて

目-2

3.2

原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備【45条】【設置許可基準規則】(原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備)
第四十五条

発電用原子炉施設には，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必要な設備を設けなければならない。
(解釈)１

第45条に規定する「発電用原子炉を冷却するために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。

(1)

全交流動力電源喪失・常設直流電源系統喪失を想定し，原子炉隔離時
冷却系(RCIC)若しくは非常用復水器(BWRの場合)又はタービン動補助給水ポンプ(PWRの場合)(以下「RCIC等」という。)により発電用原子炉を冷却するため，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備を整備すること。
ａ）可搬型重大事故防止設備
ｉ）現場での可搬型重大事故防止設備(可搬型バッテリ又は窒素ボン
ベ等)を用いた弁の操作により，RCIC等の起動及び十分な期間※の運転継続を行う可搬型重大事故防止設備等を整備すること。ただし，下記(1)b)i)の人力による措置が容易に行える場合を除く。
ｂ）現場操作ｉ）現場での人力による弁の操作により，RCIC等の起動及び十分な期

3.2-1

間※の運転継続を行うために必要な設備を整備すること。
※：原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間のこと。

3.2-2

3.2

原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設

備
3.2.1

設置許可基準規則第45条への適合方針

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，以下の対策及び設備を設ける。

(1)

高圧代替注水系の設置（設置許可基準規則解釈の第1項（１））
設計基準事故対処設備である原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系が有する発電用原子炉（以下「原子炉」という。）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に，重大事故防止設
備として高圧代替注水系を設置する。
高圧代替注水系は，原子炉隔離時冷却系が機能喪失した場合でも，常設
高圧代替注水系ポンプを用い，サプレッション・プール又は自主対策設備
である復水貯蔵タンクを水源として高圧状態の原子炉に注水し，原子炉水位を一定の範囲で維持できる設計とする。また，常設高圧代替注水系ポン
プは，原子炉からの蒸気で駆動可能なタービン駆動ポンプとし，弁操作により，駆動タービンに蒸気を供給することで起動可能な設計とする。
また，高圧代替注水系は，全交流動力電源が喪失し，設計基準事故対処設備である所内常設直流電源が喪失した場合でも，常設代替直流電源設備
からの給電により，起動及び高圧注水が必要な期間にわたって運転継続ができる設計とする。
これにより，高圧代替注水系は，原子炉隔離時冷却系と同等以上の原子炉の冷却効果を有する設計とする。

(2)

高圧代替注水系の現場操作による運転（設置許可基準規則解釈の第1項
3.2-3

（１）ｂ））
高圧代替注水系は，全交流動力電源及び常設直流電源系統が喪失した場
合でも，現場で系統構成に必要な弁を人力で操作することにより，起動及び高圧注水が必要な期間にわたって運転継続ができる設計とする。なお，
人力による措置が容易に行えるよう，常設高圧代替注入系ポンプ駆動ター
ビンは，機械式ガバナでタービン給気蒸気量を制御する方式とし，弁操作のみで起動，停止及び運転継続が可能な設計とする。本操作弁については手動で操作できる設計とし，共通要因によって，直流電源の弁と同時に機能を損なわないよう，ハンドルを設け手動操作可能とすることで，多様性を持たせた設計とする。
なお，人力による措置が容易に行えることから，現場での可搬型重大事
故防止設備(可搬型バッテリ又は窒素ボンベ等)を用いた，弁操作による高圧代替注水系の起動，十分な期間の運転継続のための可搬型重大事故防止
設備等の整備は不要とするが，設置許可基準規則第57条への適合のため，可搬型代替直流電源設備による給電も可能な設計とする。

その他，設計基準事故対処設備であるが，想定される重大事故等時においてその機能を考慮するため，以下の設備を重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置付ける。

(3)

原子炉隔離時冷却系
原子炉隔離時冷却系は，原子炉停止後，何らかの原因で給水が停止した場

合等に，原子炉からの蒸気の一部を用いてタービン駆動ポンプを作動させ，原子炉に水を補給し水位を維持する。
本系統の水源としては，通常はサプレッション・プールの水を使用するが，
3.2-4

復水貯蔵タンクの水も利用することができる。原子炉隔離時冷却系は中央制御室からの手動起動操作又は原子炉水位異常低下信号によって自動起動する。

(4)

高圧炉心スプレイ系
高圧炉心スプレイ系は，冷却材喪失事故時において，低圧炉心スプレイ系，

低圧注水系及び自動減圧系と連携して炉心を冷却する機能を有する。
本系統は，原子炉水位異常低下信号又はドライウェル圧力高信号で作動を開始し，サプレッション・プール水又は復水貯蔵タンク水を炉心上部に取付けられたスパージャ・ヘッダのノズルから燃料集合体上にスプレイすること
によって炉心を冷却する。また，原子炉水位高信号でスプレイを自動的に停止する。

また，技術的能力審査基準への適合のため，原子炉冷却材圧力バウンダリ
高圧時に，原子炉を冷却するために必要な監視及び制御の手順等として以下を整備する。

(5) 監視及び制御に用いる設備「高圧代替注水系による原子炉の冷却」，「全交流動力電源喪失時の原子炉の冷却」及び「全交流動力電源喪失及び所内常設直流電源喪失時の原子炉の冷却」の場合に，原子炉を冷却するために原子炉水位を監視する手段を整備する。
また，原子炉へ注水するための高圧代替注水系及び原子炉隔離時冷却系の作動状況を確認する手段を整備する。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・原子炉水位（広帯域）3.2-5

・原子炉水位（燃料域）
・原子炉水位（ＳＡ広帯域）
・原子炉水位（ＳＡ燃料域）
・原子炉圧力・原子炉圧力（ＳＡ）
・高圧代替注水系系統流量・サプレッション・プール水位・高圧代替注水系系統流量
なお，計装設備については，「3.15 電源設備(設置許可基準規則第58条に対する設計方針を示す章)」で示す。
また，「高圧代替注水系による原子炉の冷却」，「全交流動力電源喪失時の原子炉の冷却」及び「全交流動力電源喪失及び所内常設直流電
源喪失時の原子炉の冷却」手順については，「1.2原子炉冷却材圧力

バウンダリ高圧時に原子炉を冷却するための手順等」の以下の項目で示す。
a.高圧代替注水系による原子炉の冷却1.2.2 重大事故等発生時の手順 1.2.2.1 フロントライン系故障時の対応手順 (1)高圧代替注水系による原子炉の冷却b.全交流動力電源喪失時の原子炉の冷却1.2.2 重大事故等発生時の手順 1.2.2.2 サポート系故障時の対応手順 (1)全交流動力電源喪失時の原子炉の冷却
c. 全交流動力電源喪失及び所内常設直流電源喪失時の原子炉の冷却1.2.2 重大事故等発生時の手順 1.2.2.2 サポート系故障時の対応手順 (2) 全交流動力電源喪失及び所内常設直流電源喪失時の原
子炉の冷却
3.2-6

また，技術的能力審査基準への適合のため，復旧手段として以下を整備する。

(6) 復旧手段の整備
全交流動力電源が喪失し，原子炉隔離時冷却系の起動又は運転継続に必要な直流電源を所内常設直流電源設備により給電している場合は，所内常設
直流電源設備の蓄電池が枯渇する前に常設代替交流電源設備又は可搬型代
替交流電源設備により充電器を充電し，原子炉隔離時冷却系の運転継続に必要な直流電源を確保する手段を整備する。
なお，電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

また，技術的能力審査基準への適合のため，原子炉冷却材圧力バウンダリ
高圧時に，重大事故等の進展抑制をするための手段として以下を整備する。

(7) ほう酸水注入系による進展抑制
高圧炉心スプレイ系，原子炉隔離時冷却系及び高圧代替注水系により原子炉水位を維持できない場合には，非常用電源設備により電源を確保し，ほう酸水貯蔵タンクを水源として，ほう酸水注入ポンプにより原子炉への注水を実施する。なお，ほう酸水注入系については「3.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備（設置許可基準規則第44 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
非常用電源設備については，「3.14 電源設備（設置許可基準規則第57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.2-7

また，原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に，重大事故等の進展抑制をするための自主対策設備として以下を整備する。

(8) ほう酸注入系による進展抑制（原子炉注水を継続させる場合）
原子炉隔離時冷却系，高圧炉心注水系及び高圧代替注水系による原子炉圧
力容器への注水機能が喪失した場合の「(7) ほう酸水注入系による進展抑制」の手順に加え，ほう酸水貯蔵タンクの保有水量が低下した場合に，当該タンクに純水を補給することにより，重大事故等の進展抑制のための原子炉圧力容器への注水を継続する。

(9) 制御棒駆動水系による原子炉注水の整備
原子炉隔離時冷却系，高圧炉心スプレイ系及び高圧代替注水系による原子炉への注水機能が喪失した場合，重大事故等の進展抑制のため，冷却水として原子炉補機冷却系を確保し，復水貯蔵タンクを水源として制御棒駆
動水系ポンプによる原子炉への注水を実施する。

3.2-8

3.2.2

重大事故等対処設備

3.2.2.1
3.2.2.1.1

高圧代替注水系の設置
設備概要

高圧代替注水系は，設計基準事故対処設備である原子炉隔離時冷却系の有する原子炉の冷却機能が喪失した場合に，この機能を代替し，炉心の著しい損傷を防止するため原子炉を冷却すること及び原子炉水位を維持することを目的として設置するものである。
本系統は，ポンプ1台（蒸気タービン駆動），電源設備(常設代替直流電源
設備)，水源であるサプレッション・プール，注水流路である高圧炉心スプ
レイ系，高圧代替注水系及び原子炉隔離時冷却系，蒸気流路である原子炉隔
離時冷却系及び主蒸気系，高圧代替注水系配管・弁及び注入先である原子炉
圧力容器から構成される。
高圧代替注水系の系統概要図を第3.2-1図に重大事故等対処設備一覧を第
3.2-1表に示す。
本系統は，全交流動力電源が喪失し，設計基準事故対処設備である所内常設直流電源系統が喪失した場合でも，常設代替直流電源設備から給電し，中央制御室からの遠隔起動操作によって，サプレッション・プール又は復水貯蔵タンクを水源として，原子炉隔離時冷却系を経由して原子炉へ注水する。
仮に，常設代替直流電源設備が機能しない場合でも，現場での手動操作により，高圧注水が必要な期間にわたって運転を継続できる設計とする。
常設高圧代替注水系ポンプ駆動タービンへの蒸気供給ラインは，原子炉隔離時冷却系の蒸気供給ラインから分岐し，高圧代替注水系蒸気供給弁の開操作により，常設高圧代替注水系ポンプ駆動タービンに蒸気を導く。常設高圧
代替注水系ポンプ駆動タービンの排気は，原子炉隔離時冷却系タービン排気
ラインに合流し，サプレッション・プールへ放出する設計とする。常設高圧
3.2-9

代替注水系ポンプの吸込ラインは，サプレッション・プールを水源とする高圧炉心スプレイ系から分岐し，自主対策設備である復水貯蔵タンクからの供給も可能な設計とする。常設高圧代替注水系ポンプの吐出ラインは，原子炉隔離時冷却系を経由して原子炉へつながる。また，吐出ラインにはテストラインを設ける。
本系統の操作にあたっては，中央制御室又は現場で高圧代替注水系蒸気供給弁，高圧代替注水系注入弁及びＲＣＩＣ注入弁の開操作をすることで運転を行う。

3.2-10弁名称①

高圧代替注水系注入弁②

ＲＣＩＣ注入弁③

ＲＣＩＣポンプ出口弁④

高圧代替注水系蒸気供給弁⑤

ＳＡ用ＲＣＩＣ蒸気止め弁⑥

ＲＣＩＣタービン止め弁

注入ライン
格納容器
蒸気（排気含む）ライン

AO

原子炉圧力容器

残 留 熱
除去系より

AO

AO

AO

MO

MO

主蒸気管

タービンへ

MO

⑤

ドライウェルMO

サプレッション・プール

MO

②

MO

MO

復水貯蔵
タンク

サプレッション・
プールへ

MO

高圧炉心
スプレイ系へ

MO

MO

MO

①

④

MO

タービン

MO

タービン

③
MO

ＨO

原子炉隔離時冷却系ポンプ

常設代替高圧
注水ポンプ

MO

MO

MO

⑥
※：Hydraulic Operated の略。
油圧作動弁をさす。
当該弁の詳細は補足説明資料 45-8 に示す。

第 3.2-1 図

高圧代替注水系系統概要図

3.2-11

第3.2-1表

高圧代替注水系に関する重大事故等対処設備一覧

設備区分

設備名

主要設備

常設高圧代替注水系ポンプ【常設】

付属設備

−

水源 ＊１

サプレッション・プール【常設】流路

蒸気系
高圧代替注水系（蒸気系）配管・弁【常設】主蒸気系 配管・弁【常設】原子炉隔離時冷却系 配管・弁【常設】注水系
高圧代替注水系（注水系）配管・弁【常設】高圧炉心スプレイ系 配管・弁・ストレーナ【常設】原子炉隔離時冷却系 配管・弁・ストレーナ【常設】注水先

原子炉圧力容器【常設】電源設備 ＊２

所内常設直流電源設備
直流125V蓄電池２Ａ
直流125V蓄電池２Ｂ
直流125V充電器２Ａ
直流125V充電器２Ｂ
上記，所内常設直流電源設備への給電のための設備として以下の設備を使用する。
常設代替直流電源設備
緊急用直流125V蓄電池
緊急用直流125V充電器
可搬型代替直流電源設備
可搬型代替低圧電源車
可搬型整流器計装設備 ＊３

高圧代替注水系系統流量【常設】原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（ＳＡ広帯域）
原子炉水位（ＳＡ燃料域）
原子炉圧力
原子炉圧力（ＳＡ）
サプレッション・プール水位*1：単線結線図を補足資料45-2に示す。水源については「3.13重大事故等の収束に必要となる水の供給設備(設置許可基準規則第56条に対する設計方針を示す
章)」で示す。
*2：電源設備については，「3.14電源設備(設置許可基準規則第57条に対する設計方針を示す章)」で示す。
*3：主要設備を用いた炉心損傷防止及び原子炉格納容器破損防止対策を成功させる
ために把握することが必要な原子炉施設の状態。計測制御設備については「3.15計装設備(設置許可基準規則第58条に対する設計方針を示す章)」で示す。

3.2-12

3.2.2.1.2

主要設備の仕様

主要機器仕様を以下に示す。
(1)

常設高圧代替注水系ポンプ
種類：うず巻き形

容量：約136m３ ／h

全揚程：約882m

最高使用圧力：吸込側0.70MPa[gage]／吐出側10.35MPa[gage]
最高使用温度：117℃
個数

：1

取付箇所

：原子炉建屋原子炉棟地下2階

3.2-133.2.2.1.3
3.2.2.1.3.1(1)(ⅰ)

設置許可基準規則第43条への適合方針
設置許可基準規則第43条第1項への適合状況

環境条件(設置許可基準規則第43条第1項一)要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

常設高圧代替注水系ポンプは，原子炉建屋原子炉棟に設置される設備であることから，想定される重大事故等が発生した場合における原子炉
建屋原子炉棟の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，第3.2-2表に示す設計とする。
また，常設高圧代替注水系ポンプは，第3.2-3表に示す操作対象弁を操作することで起動・停止し，中央制御室の操作スイッチから遠隔操作可能な設計とする。
(45-3-1〜3)

3.2-14

第3.2-2表

想定する環境条件

考慮する環境条件

対応

設置場所である原子炉建屋原子炉棟内で想定される温度，圧
温度，圧力，湿度，放力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器射線を使用する。
屋外の天候による影響

屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。

海水を通水する系統へ海水を通水することはない。
の影響
適切な地震荷重との組合せ考慮した上で機器が損傷しない設計とする(詳細は「2.1.3耐震設計の基本方針」に示す)。

地震

風 ( 台 風 ) ， 竜 巻 ， 積 原子炉建屋原子炉棟内に設置するため，風（台風），竜巻，
雪，火山の影響
積雪及び火山の影響を受けない。

電磁的障害

(2)
(ⅰ)

重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

操作性(設置許可基準規則第43条第1項二)要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるもの
であること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

高圧代替注水系を運転する場合は，原子炉隔離時冷却系側に蒸気が流入していないことを確認した後，高圧代替注水系注入弁，ＲＣＩＣ注入

3.2-15

弁及び高圧代替注水系蒸気供給弁を開操作し，系統構成することでポンプを起動し，原子炉注水を行う。なお，ＲＣＩＣタービン止め弁が開状態から動作不能になった場合や，配管機能が喪失した場合で高圧代替注
水系側へ蒸気供給ができない状況においては，ＳＡ用ＲＣＩＣ蒸気止め
弁を閉操作することで，高圧代替注水系側へ蒸気供給を行うことができる設計とする。
常設高圧代替注水系ポンプは，高圧代替注水系蒸気供給弁を開操作することで起動し，ポンプ自体の起動操作は不要である。以上の高圧代替
注水系の操作に必要な機器を第3.2-3表に示す。
高圧代替注水系注入弁，ＳＡ用ＲＣＩＣ蒸気止め弁，ＲＣＩＣ注入弁，
ＲＣＩＣポンプ出口弁及び高圧代替注水系蒸気供給弁の操作は，いずれも中央制御室における操作盤上での操作スイッチにより操作可能な設計とする。
中央制御室に設置する操作盤の操作器，表示器及び銘板は，操作者の操作・監視性・識別性を考慮しており，また，十分な操作空間を確保することで確実に操作できる設計とする。
ただし，仮に電源設備が全て喪失し，中央制御室からの遠隔操作ができない場合であっても，高圧代替注水系注入弁，ＲＣＩＣ注入弁，ＲＣ
ＩＣポンプ出口弁と高圧代替注水系蒸気供給弁を現場で人力により手動操作することで操作可能な設計とする。
弁の現場操作を可能とするため，操作弁駆動部には手動ハンドルを設けることとし，想定される重大事故等が発生した場合の設置場所である
原子炉建屋原子炉棟内の環境条件(被ばく影響等)を考慮の上，設置場所に十分な操作空間を確保し，確実に操作可能な設計とする。
(45-3-1〜3)
3.2-16

第3.2-3表
機器名称

状態の変化

高圧代替注水系注入弁

全閉⇒全開

ＲＣＩＣ注入弁

ＲＣＩＣポンプ出口弁

高圧代替注水系蒸気供給弁
ＳＡ用ＲＣＩＣ
蒸気止め弁 ＊＊

操作対象機器
操作場所

操作方法

中央制御室

操作スイッチ

原子炉建屋原子炉棟地下2階

手動操作

中央制御室

操作スイッチ

原子炉建屋原子炉棟4階

手動操作

中央制御室

操作スイッチ

原子炉建屋原子炉棟地下2階

手動操作

中央制御室

操作スイッチ

原子炉建屋原子炉棟地下1階

手動操作

中央制御室

操作スイッチ

原子炉建屋原子炉棟2階

手動操作

全閉⇒全開

全開⇒全閉

全閉⇒全開

全開⇒全閉

原子炉隔離時冷却系を運転中にＲＣＩＣ蒸気供給弁が開状態から作動不能となった
場合や原子炉隔離時冷却系配管が機能喪失した場合に操作を行う。

(3)
(ⅰ)

試験及び検査(設置許可基準規則第43条第1項三)
要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

高圧代替注水系は第3.2-4表に示すように，原子炉の運転中に機能・性能検査を及び弁動作確認を，また，原子炉停止中に機能・性能検査，
弁動作確認及び分解検査が可能な設計とする。

3.2-17

常設高圧代替注水系ポンプは，原子炉停止中に，分解検査としてケー
シングカバー及びタービンカバーを取り外し，ポンプ及びタービンの部
品(主軸，軸受，羽根車及びタービン等)の点検が可能な設計とする。弁
については，弁体等の部品の状態を確認する分解検査が可能な設計とする。分解検査においては，浸透探傷試験により，性能に影響を及ぼす指示模様の有無を確認する。また，目視により，性能に影響を及ぼす恐れのあるき裂，打こん，変形及び摩耗の有無を確認可能な設計とする。
また，常設高圧代替注水系ポンプは，吐出配管にテストラインを設置
し，原子炉運転中又は原子炉停止中に，サプレッション・プールを水源とした循環運転を行うことで，ポンプの吐出圧力・流量の確認に加え，運転時の振動，異音，異臭及び漏えいの確認が可能な設計とする。弁については，原子炉運転中又は原子炉停止中に弁動作確認を実施すること
で弁開閉動作の確認が可能な設計とする。ポンプ及び系統配管・弁については，機能・性能検査等に合わせて外観及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
(45-5-1,2)

第3.2-4表
原子炉の状態項目
機能・性能検査

運転中
弁動作確認
機能・性能検査停止 中

高圧代替注水系の試験・検査

弁動作確認
分解検査

内容
ポンプ運転性能確認，ポンプ及び系統配管・弁の漏えいの確認，外観の確認
弁開閉動作の確認
ポンプ運転性能確認，ポンプ及び系統配管・弁の漏えいの確認，外観の確認
弁開閉動作の確認
ポンプまたは弁の部品の表面状態について，浸透探傷試験及び目視により確認

3.2-18(4)(ⅰ)

切り替えの容易性(設置許可基準規則第43条第1項四)
要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設
備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

高圧代替注水系は，原子炉隔離時冷却系と共用する高圧代替注水系蒸気供給ライン，排気ライン及びポンプ吐出ライン，高圧炉心スプレイ系
及び補給水系と共用するポンプ吸込ラインを除き，重大事故等対処設備の目的のみに使用されるため，本来の用途以外の用途には使用しない。
高圧代替注水系流路として，本来の用途以外の目的で使用する原子炉
隔離時冷却系，高圧炉心スプレイ系及び補給水系の配管ラインについては，通常待機時の系統から高圧代替注水系に切り替えるために，第3.23表で示す弁操作を行う。原子炉隔離時冷却系と共用する蒸気供給ラインについては，高圧代替注水系蒸気供給弁を開操作することで，原子炉隔離時冷却系から高圧代替注水系側への蒸気供給に切り替えることができる。また，原子炉隔離時冷却系と共用する注水ラインについては，高圧代替注水系注入弁を開操作することで，高圧代替注水系の流路に切り替えることができる。これらの切替操作については，中央制御室から遠隔操作可能な設計とし，操作が必要な弁を2弁とする系統構成とすることで，第3.2-2図で示すタイムチャートのとおり，注水が要求されるタ3.2-19

イミングまでに速やかに切り替えが完了できる設計とする。
なお，常設高圧代替注水系ポンプ吸込ラインについては，容易に自主設備である復水貯蔵タンクの水を吸込可能な設計とする。ＲＣＩＣ蒸気供給弁が開状態から動作不能になった場合や，配管機能が喪失した場合
で，高圧代替注水系側へ蒸気供給ができない状況においても，ＳＡ用Ｒ
ＣＩＣ蒸気止め弁を閉操作することで，第3.2-3図のタイムチャートに示すとおり，注水が要求されるタイミングまでに速やかに高圧代替注水
系側へ蒸気供給を行うことが可能な設計とする。
(45-3-1〜3，45-4-1)

第3.2-2図

高圧代替注水系遠隔起動のタイムチャート*

第3.2-3図

高圧代替注水系現場起動のタイムチャート*＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての1.5で示すタイムチャート

3.2-20(5)(ⅰ)

悪影響の防止(設置許可基準規則第43条第1項五)
要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

高圧代替注水系は，第3.2-4表に示すとおり，通常時は高圧代替注水
系蒸気供給弁を閉運用とすることで原子炉隔離時冷却系の蒸気ラインから隔離するとともに，高圧代替注水系注入弁を閉運用することで，原子炉隔離時冷却系の注水ラインから隔離する構成としており，原子炉隔離時冷却系に対して悪影響を及ぼさない設計とする。また，高圧代替注水
系は，高圧炉心スプレイ系に対し独立した注水ラインを有する設計とすることで，相互に悪影響を及ぼさない設計とする。
また，高圧代替注水系は，原子炉隔離時冷却系運転時に，系統隔離弁が自動開することによる原子炉隔離時冷却系機能への悪影響を防止するため，高圧代替注水系蒸気供給弁に自動開インターロックを設けない設計とし，高圧代替注水系を用いる場合は，弁操作によって，通常時の系
統構成から重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
なお，高圧代替注水系と原子炉隔離時冷却系は，相互に悪影響を及ぼすことのないように，同時に使用しない運用とする。
また，常設高圧代替注水系ポンプ駆動タービンは単段式であり，タービン翼は鍛造品の削り出し加工により製造するものを適用することで，3.2-21

破損により飛散することがないよう設計する。
(45-4-1)

第3.2-4表
取合系統

他系統との隔離弁

系統隔離弁

駆動方式

原子炉隔離時冷却系 高圧代替注水系注入弁

電動駆動

原子炉隔離時冷却系 高圧代替注水系蒸気供給弁

電動駆動

(6)
(ⅰ)

動作
通常時閉
電源喪失時閉通常時閉
電源喪失時閉設置場所(設置許可基準規則第43条第1項六)要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

高圧代替注水系の系統構成に操作が必要な弁の設置場所，操作場所を
第3.2-6表に示す。高圧代替注水系注入弁，ＲＣＩＣ注入弁，ＲＣＩＣ
ポンプ出口弁及び高圧代替注水系蒸気供給弁は，原子炉建屋原子炉棟に設置されるが，中央制御室からの遠隔操作を可能とすることにより，操作位置の放射線量が高くなるおそれが少ない設計とする。
また，仮に電源が喪失し，中央制御室からの遠隔操作ができない場合
3.2-22

については，高圧代替注水系注入弁，ＳＡ用ＲＣＩＣ蒸気止め弁，ＲＣＩＣ注入弁，ＲＣＩＣポンプ出口弁及び高圧代替注水系蒸気供給弁を原
子炉建屋原子炉棟内の現場で人力により手動操作を行う設計とするが，高圧代替注水系は事象初期に運用するものであり，操作場所の放射線量が高くならないうちに操作する運用とする。第3.2-5表に設置場所と操作方法を，第3.2-4図に系統上の配置を示す。
(45-3-1〜3)

第3.2-5表
機器名称

状態の変化

高圧代替注水系注入弁

全閉⇒全開

ＲＣＩＣ注入弁

ＲＣＩＣポンプ出口弁

高圧代替注水系蒸気供給弁
ＳＡ用ＲＣＩＣ
蒸気止め弁 ＊＊

操作対象機器設置場所
操作場所

操作方法

中央制御室

操作スイッチ

原子炉建屋原子炉棟地下2階

手動操作

中央制御室

操作スイッチ

原子炉建屋原子炉棟4階

手動操作

中央制御室

操作スイッチ

原子炉建屋原子炉棟地下2階

手動操作

中央制御室

操作スイッチ

原子炉建屋原子炉棟地下1階

手動操作

中央制御室

操作スイッチ

原子炉建屋原子炉棟2階

手動操作

全閉⇒全開

全開⇒全閉

全閉⇒全開

全開⇒全閉

原子炉隔離時冷却系を運転中にＲＣＩＣ蒸気供給弁が開状態から作動不能となった
場合や原子炉隔離時冷却系配管が機能喪失した場合に操作を行う。

3.2-23

注入ライン

現場操作対象弁
格納容器

蒸気（排気含む）ライン

AO

事故状況に応じて操作する弁
原子炉圧力容器

残 留 熱
除去系より

AO

AO

AO

MO

MO

主蒸気管

タービンへ

MO

ドライウェルMO

サプレッション・プール

MO

復水貯蔵
タンク

MO

MO

サプレッショ
ン・プールへMO

高圧炉心
スプレイ系へ

MO

MO

MO

MO

タービン

MO

タービン

MO

＊

ＨO

原子炉隔離時冷却系ポンプ

常設代替高圧
注水ポンプ

＊
MO

MO

MO

＊ ：Hydraulic Operated の略。
油圧作動弁をさす。
当該弁の詳細は補足説明資料 45-8 に示す。

第3.2-4図

高圧代替注水系の現場操作

3.2-24

3.2.2.1.3.2

設置許可基準規則第43条第2項への適合状況(1)

容量(設置許可基準規則第43条第2項一)

(ⅰ)

要求事項
想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.2

容量等」に示す。

高圧代替注水系は，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，十分な期間原子炉水位を維持できる容量を有する設計とする。常設高圧代替注水系ポンプの容量は，原子炉停止15分後に注水を確立した場合に炉心損傷を防止するために必要な流量136m 3／h以上とし，安全解析において炉心損傷を防止できることを確認している136m3／hを公称値とする。
また，原子炉に注水する場合の常設高圧代替注水系ポンプの揚程は，136m 3／hで注水を実施する場合の圧損（水源（代替淡水貯槽）と注水先（格納容器）の圧力差，静水頭，機器圧損，配管及び弁類圧損）を考慮
した要求値が約872mであることから，約882mの揚程を確保可能な設計とする。
(45-6-1,2)

(2)
(ⅰ)

共用の禁止(設置許可基準規則第43条第2項二)
要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，3.2-25

二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

高圧代替注水系は，二以上の原子炉施設において共用しない設計とする。

(3)設計基準事故対処設備との多様性及び位置的分散(設置許可基準規則第43条
第2項三)
(ⅰ)

要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止について」に示す。

高圧代替注水系は，高圧注水機能を持つ設計基準事故対処設備である原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系に対し，第3.2-7表に示すとおり多様性を考慮した設計とする。ポンプについては，地震，津波，
3.2-26

溢水及び火災に対し，原子炉隔離時冷却系ポンプ又は高圧炉心スプレイ
系ポンプと同時に機能を損なうおそれがないように，異なる区画に配置する設計とする。水源としては，サプレッション・プールを使用するが，原子炉隔離時冷却系と吸い込みラインが分離されている。
常設高圧代替注水系ポンプのサポート系として，冷却水は自己冷却とすることで原子炉隔離時冷却系ポンプ，高圧炉心スプレイ系ポンプの冷却水と同時に機能喪失しない設計とし，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉
心スプレイ系の駆動源（電動機）と異なるタービン駆動とすることで，多様性を確保する設計とする。なお，タービンを駆動させるための蒸気を供給する電動弁については，設計基準事故対処設備である高圧炉心ス
プレイポンプと異なる常設代替直流電源設備により電源供給する設計とし，同時に機能喪失しない設計とする。また，仮に，電源設備が全て喪失し，中央制御室からの遠隔操作ができない場合であっても，高圧代替
注水系注入弁及び高圧代替注水系蒸気供給弁は手動操作用ハンドルを設けており，現場で人力により手動操作することでポンプの起動が可能であり，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系の中央制御室からの遠隔操作と同時に機能喪失しない設計とする。
上記のとおり，高圧代替注水系は，高圧注水機能を持つ設計基準事故対
処設備である原子炉隔離時冷却系，高圧炉心スプレイ系と位置的分散さ
れ可能な限り多様性を図った設計とする。

3.2-27

第3.2-6表

設計基準事故対処設備との多様性及び位置的分散
設計基準事故対処設備

重大事故防止設備

項目
高圧炉心スプレイ系

原子炉隔離時冷却系

高圧炉心スプレイポンプ 原子炉隔離時冷却系ポンプ

高圧代替注水系
常設高圧代替注水系ポン
プ

ポンプ

水源
駆動用
空気
潤滑油

冷却水

電源

原子炉建屋原子炉棟

原子炉建屋原子炉棟

原子炉建屋原子炉棟

地下2階

地下2階

地下2階

サプレッション・プール

サプレッション・プール

サプレッション・プール

不要

不要

不要

不要（内包油）

内包油（内包油）

不要(内包油）

自己冷却

自己冷却

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用海水系
高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機所内常設直流電源

3.2-28

常設代替直流電源設備
または手動操作

3.2.2.2

高圧代替注水系の現場操作の整備

全交流電源喪失及び常設直流電源系統喪失を想定し，中央制御室からの遠隔操作が出来ない場合に，現場での人力による弁の操作で系統の起動及び十分な期間の運転継続に必要な設備を整備する
なお，操作手順等の詳細については，「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての1.2に示
す。
(1)

操作概要
全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失により中央制御室からの遠隔操作ができない場合に，現場での手動操作により高圧代替注水系を起動し，原子炉圧力容器への注水を実施する。
また，原子炉水位を監視する計測機器の故障等を想定した対応手順を整
備する。

(2)

作業場所
原子炉建屋原子炉棟4階，地下1階，地下2階（管理区域）(3)

必要要員数及び操作時間
高圧代替注水系現場起動に必要な要員数(4名)，所要時間(58分)のうち，高圧代替注水系系統構成及びタービン起動操作に必要な要員数，所要時間は以下のとおり。第3.2-5図にタイムチャートを示す。
必要要員数 ：4名（重大事故等対応要員1名）
所要時間目安：58分

3.2-29

第3.2-5図

高圧代替注水系現場起動

タイムチャート ＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての1.2 で示すタイムチャート(4)

操作の成立性について

作業環境：常用照明消灯時においても，ヘッドライト又はＬＥＤライトを携行している。
操作は汚染の可能性を考慮し放射線防護具（全面マスク，個人
線量計，ゴム手袋）を装備又は携行して作業を行う。
移動経路：ヘッドライト又はＬＥＤライトを携行しており近接可能である。
操 作 性 ：設置未完のため，設置工事完了後，操作性について検証する。
連絡手段：通信連絡設備（運転指令設備，電力保安通信用電話設備，携行型有線通話装置）のうち，使用可能な設備より中央制御室に連絡する。

3.2-303.2.3

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

3.2.3.1
3.2.3.1.1

原子炉隔離時冷却系
設備概要

原子炉隔離時冷却系は，原子炉停止後，何らかの原因で給水が停止した場合等に，原子炉蒸気の一部を用いてタービン駆動ポンプを作動させ，サプレッション・プール又は復水貯蔵タンクの水を原子炉に補給し水位を維持する。
原子炉隔離時冷却系の系統構成は，タービン駆動ポンプ1台，蒸気駆動ター
ビン1台，配管，弁等からなり，ドライウェル内側の隔離弁の上流から抽出した蒸気によってタービンを駆動し，外部電源を必要としない。
水源としては，通常はサプレッション・プールの水を使用するが，復水貯蔵
タンクの水も利用することができる。原子炉隔離時冷却系は，中央制御室からの手動操作又は原子炉水位異常低下信号によって起動する。
本系統の系統概要図を第3.2-6図に，重大事故等対処設備（設計基準拡張）
一覧を第3.2-7表に示す。
本系統は設計基準事故対処設備であるが，想定される重大事故等時においてその機能を考慮するため，重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置付ける。

3.2-31

注入ライン
格納容器
蒸気（排気含む）ライン

AO

原子炉圧力容器

残 留 熱
除去系より

AO

AO

AO

MO

MO

主蒸気管

タービンへ

MO

ドライウェルMO

サプレッション・プール

MO
MO

MO

復水貯蔵
タンク

サプレッション・
プールへ

MO

高圧炉心
スプレイ系へ

MO

MO

MO

MO

タービン

MO

タービン

MO

ＨO

原子炉隔離時冷却系ポンプ

常設代替高圧
注水ポンプ

＊
MO

MO

MO

＊ ：Hydraulic Operated の略。
油圧作動弁をさす。
当該弁の詳細は補足説明資料 45-8 に示す。

第3.2-6図

原子炉隔離時冷却系

3.2-32

系統概要図

第3.2-7表 原子炉隔離時冷却系に関する重大事故等対処設備（設計基準拡張）一覧
設備区分

設備名

主要設備

原子炉隔離時冷却系ポンプ【常設】

付属設備

−

水源（水源に関する流路，電源設備を含む） ＊ サプレッション・プール【常設】１

原子炉隔離時冷却系 配管・弁・ストレーナ【常設】流路

主蒸気系 配管・弁【常設】

注水先

原子炉圧力容器【常設】電源設備 ＊２

緊急用蓄電池【常設】原子炉水位（広帯域）【常設】原子炉水位（燃料域）【常設】原子炉水位（ＳＡ広帯域）【常設】計装設備 ＊３

原子炉水位（ＳＡ燃料域）【常設】原子炉圧力【常設】原子炉圧力（ＳＡ）【常設】
原子炉隔離時冷却系系統流量【常設】サプレッション・プール水位【常設】*1：水源については「3.13重大事故等の収束に必要となる水の供給設備(設置許可基準規則第56条に対する設計方針を示す章)」で示す。
*2：単線結線図を補足資料45-2に示す。電源設備については，「3.14電源設備(設置許可基準規則第57条に対する設計方針を示す章)」で示す。
*3：主要設備を用いた炉心損傷防止及び原子炉格納容器破損防止対策を成功させる
ために把握することが必要な原子炉施設の状態。計測制御設備については「3.15計装設備(設置許可基準規則第58条に対する設計方針を示す章)」で示す。

3.2-333.2.3.1.2

主要設備の仕様

主要設備の仕様を以下に示す。

（１）原子炉隔離時冷却系ポンプ
容量:約142m 3／h以上

全揚程:約869m〜約186m

個数

:1

取付箇所

:原子炉建屋原子炉棟地下2階

3.2-34

3.2.3.1.3

設置許可基準規則第43条への適合方針

原子炉隔離時冷却系は，想定される重大事故等時に重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用するため，「2.3 重大事故等対処設備に関する基本方
針」のうち，多様性，位置的分散を除く設計方針を適用して設計を行う。
原子炉隔離時冷却系ポンプについては，設計基準対象施設として使用する場
合と同様の系統構成で重大事故等においても使用するため，他の施設に悪影響を及ぼさない設計である。
重大事故等対処設備（設計基準拡張）としての原子炉隔離時冷却系ポンプの多様性，位置的分散については，非常用ディーゼル発電機及び常設直流電源が使用可能な場合において，設計基準対象施設として使用する場合と同様に第3.2-8表に示す設計である。
原子炉隔離時冷却系は，二以上の原子炉施設において共用しない設計である。

3.2-35

第3.2-8表

重大事故対処設備（設計基準拡張）の多様性，
位置的分散
重大事故対処設備（設計基準拡張）項目
高圧炉心スプレイ系

原子炉隔離時冷却系

高圧炉心スプレイポンプ

原子炉隔離時冷却系ポンプ

原子炉建屋原子炉棟

原子炉建屋原子炉棟

ポンプ
地下2階
水源
駆動用
空気
潤滑油

冷却水

電源

地下2階

サプレッション・プール

サプレッション・プール

復水貯蔵タンク

復水貯蔵タンク不要

不要

不要(内包油）不要(内包油）高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機
用海水系

自己冷却（自給水）

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機 所内常設直流電源

原子炉隔離時冷却系ポンプについては，設計基準事故時の非常用炉心冷却機能を兼用しており，設計基準事故時に使用する場合の容量が，重大事故等の収束に必要な容量に対して十分である。
基本方針については，「2.3.2

容量等」に示す。

原子炉隔離時冷却系ポンプについては，原子炉建屋原子炉棟内に設置される設備であることから，想定される重大事故等が発生した場合における原子炉建
屋原子炉棟内の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，第3.2-9表に示す設計である。

3.2-36

第3.2-9表想定する環境条件

考慮する環境条件

対応

設置場所である原子炉建屋原子炉棟内で想定される温度，圧
温度，圧力，湿度，放力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器射線を使用する。
屋外の天候による影響

屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。

海水を通水する系統へ海水を通水しない。
の影響
地震

適切な地震荷重との組合せ考慮した上で機器が損傷しない設計とする(詳細は「2.1.3耐震設計の基本方針」に示す)。

風 ( 台 風 ) ， 竜 巻 ， 積 原子炉建屋原子炉棟内に設置するため，風（台風），竜巻，
雪，火山の影響
積雪及び火山の影響を受けない。
電磁的障害

重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

また，原子炉隔離時冷却系は中央制御室にて操作可能な設計である。原子
炉隔離時冷却系の系統構成及び運転に必要な操作機器は，中央制御室で操作することから，操作位置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

原子炉隔離時冷却系については，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等においても使用する設計である。また，原子炉隔離時冷却系については，テストラインにより系統の機能・性能試験が可能な設計である。原子炉隔離時冷却系ポンプについては，発電用原子炉の運転中
又は停止中に系統の機能・性能試験が可能な設計であり，発電用原子炉の停止中に分解検査及び外観検査が可能な設計である。

3.2-37

基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

3.2.3.2
3.2.3.2.1

高圧炉心スプレイ系
設備概要

高圧炉心スプレイ系は，非常用炉心冷却系の１つである。非常用炉心冷却系
は，冷却材喪失事故時に燃料被覆管の重大な損傷を防止し，ジルコニウム−水反応を抑え，崩壊熱を長期にわたり除去する機能を持ち，低圧注水系，低圧ス
プレイ系，高圧炉心スプレイ系及び自動減圧系で構成する。
本系統の構成は，電動機駆動ポンプ1台，スパージャ，配管，弁等からなり，専用の母線及びディーゼル発電機により作動する。
高圧炉心スプレイ系は，原子炉水位異常低下信号又はドライウェル圧力高信号により自動起動する。水源としてはサプレッション・プール水を使用するが，復水貯蔵タンクの水も使用可能な系統となっている。
本系統の系統概要図を第3.2-7図に，重大事故等対処設備（設計基準拡張）
一覧を第3.2-10表に示す。
本系統は設計基準事故対処施設であるが，想定される重大事故等時においてその機能を考慮するため，重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置付ける。

3.2-38

格納容器
高圧炉心スプレイ系
注入系統

AO

原子炉圧力容器

MO

ドライウェル
復水貯蔵
タンク

サプレッション・プール

MO

MO
MO

高圧炉心
スプレイ系ポンプMOMO

第3.2-7図

高圧炉心スプレイ系

3.2-39系統概要図

第3.2-10表

高圧炉心スプレイ系に関する重大事故等対処設備（設計基準拡張）一覧

設備区分

設備名

主要設備

高圧炉心スプレイ系ポンプ【常設】

付属設備

−

水源（水源に関する流路，電源設備を含む）＊１

サプレッション・プール【常設】高圧炉心スプレイ系 配管・弁・ストレーナ・スパージャ

流路

【常設】

注水先

原子炉圧力容器【常設】電源設備 ＊２

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機【常設】高圧炉心スプレイ系系統流量【常設】原子炉水位（広帯域）【常設】原子炉水位（燃料域）【常設】計装設備 ＊３

原子炉水位（ＳＡ広帯域）【常設】原子炉水位（ＳＡ燃料域）【常設】原子炉圧力【常設】原子炉圧力（ＳＡ）【常設】*1：水源については「3.13重大事故等の収束に必要となる水の供給設備(設置許可基準規則第56条に対する設計方針を示す章)」で示す。
*2：単線結線図を補足資料45-2に示す。電源設備については，「3.14電源設備(設置許可基準規則第57条に対する設計方針を示す章)」で示す。
*3：主要設備を用いた炉心損傷防止及び原子炉格納容器破損防止対策を成功させる
ために把握することが必要な原子炉施設の状態。計測制御設備については「3.15計装設備(設置許可基準規則第58条に対する設計方針を示す章)」で示す。

3.2-403.2.3.2.2

主要設備の仕様

主要設備の仕様を以下に示す。

（１）高圧炉心スプレイ系ポンプ
容量:約1,440T／h以上

全揚程:約257m

個数

:1

取付箇所

:原子炉建屋原子炉棟地下2階

3.2-41

3.2.3.2.3

設置許可基準規則第43条への適合方針

高圧炉心スプレイ系は，想定される重大事故等時に重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用するため，「2.3 重大事故等対処設備に関する基本方
針」のうち，多様性，位置的分散を除く設計方針を適用して設計を行う。
高圧炉心スプレイ系ポンプについては，設計基準対象施設として使用する場
合と同様の系統構成で重大事故等においても使用するため，他の施設に悪影響を及ぼさない設計である。
重大事故等対処設備（設計基準拡張）としての高圧炉心注水系ポンプの多様性，位置的分散については，非常用ディーゼル発電機及び常設直流電源が使用可能な場合において，設計基準対象施設として使用する場合と同様に表3.2-15に示す設計である。
原子炉隔離時冷却系は，二以上の原子炉施設において共用しない設計とする。
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

高圧炉心スプレイ系ポンプについては，設計基準事故時の非常用炉心冷却機能を兼用しており，設計基準事故時に使用する場合の容量が，重大事故等時の収束に必要な容量に対して十分である。
基本方針については，「2.3.2

容量等」に示す。

高圧炉心スプレイ系ポンプについては，原子炉建屋原子炉棟内に設置される設備であることから，想定される重大事故等が発生した場合における原子炉建
屋原子炉棟内の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，第3.2-11表に示す設計である。

3.2-42

第3.2-11表

想定する環境条件

考慮する環境条件

対応

設置場所である原子炉建屋原子炉棟内で想定される温度，圧
温度，圧力，湿度，放力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器射線を使用する。
屋外の天候による影響

屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。

海水を通水する系統へ海水を通水しない。
の影響
地震

適切な地震荷重との組合せ考慮した上で機器が損傷しない設計とする(詳細は「2.1.3耐震設計の基本方針」に示す)。

風 ( 台 風 ) ， 竜 巻 ， 積 原子炉建屋原子炉棟内に設置するため，風（台風），竜巻，
雪，火山の影響
積雪及び火山の影響を受けない。
電磁的障害

重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

また，高圧炉心スプレイ系は中央制御室にて操作可能な設計である。高圧炉
心スプレイ系の系統構成及び運転に必要な操作機器は，中央制御室で操作することから，操作位置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

高圧炉心スプレイ系については，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等においても使用する設計とする。また，高圧炉心スプ
レイ系は，テストラインにより系統の機能・性能試験が可能な設計である。高圧炉心スプレイ系ポンプについては，発電用原子炉の運転中又は停止中に系統の機能・性能試験が可能な設計であり，発電用原子炉の停止中に分解検査及び外観検査が可能な設計である。
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
3.2-43

3.3

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備【46条】【設置許可基準規則】（原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備）
第四十六条

発電用原子炉施設には，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設備を設けなければならない。
（解釈）１

第46条に規定する「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を減圧するために必要な設備」とは，以下に掲げる措置
又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。

(1)

ロジックの追加
a）原子炉水位低かつ低圧注水系が利用可能な状態で，逃がし安全弁を作動させる減圧自動化ロジックを設けること（BWRの場合）。

（2）

可搬型重大事故防止設備a） 常 設 直 流 電 源 系 統 喪 失 時 に お い て も ， 減 圧 用 の 弁 （ 逃 が し 安 全 弁（ BWRの 場 合 ） 又 は 主 蒸 気 逃 が し 弁 及 び 加 圧 器 逃 が し 弁 （ PWRの 場合））を作動させ原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧操作が行える
よう，手動設備又は可搬型代替直流電源設備を配備すること。
b）減圧用の弁が空気作動弁である場合，減圧用の弁を作動させ原子炉
冷却材圧力バウンダリの減圧操作が行えるよう，可搬型コンプレッ
サー又は窒素ボンベを配備すること。
c）減圧用の弁は，想定される重大事故等が発生した場合の環境条件において確実に作動すること。
3.3-1

3.3

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

3.3.1

設置許可基準規則第46条への適合方針

重大事故等が発生し原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態である場合，原子炉の減圧及び低圧状態（動作可能な低圧注水ポンプにて炉心への注水維
持可能な状態）を維持するために必要な数量 ＊ の逃がし安全弁を駆動させ原
子炉冷却材圧力バウンダリを減圧することで，炉心の著しい損傷及び格納容器の破損を防止可能な設計とする。
＊：炉心の崩壊熱量が大きな重大事故等発生直後の事象初期であって，原子炉冷却材
圧力バウンダリが高圧状態から常設低圧代替注水系ポンプ注水維持可能な低圧状態まで減圧させる場合には7個（残留熱除去系ポンプ又は低圧炉心スプレイ系ポンプ（以下「残留熱除去系ポンプ（低圧注水系）等」という。）を動作させる場合は2個）を，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧状態移行後の場合には2個の逃がし安全弁を駆動させることで必要な減圧容量を確保可能な設計とする。

また，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格納容器の破損を防止するため，以下の逃がし安全弁の駆動に必要な措置を講じた設計とする。

(1)

過渡時自動減圧ロジック（過渡時自動減圧機能）（設置許可基準規則の解釈第1項（1）a））
設計基準事故対処設備が有する原子炉の自動減圧機能が喪失した場合において，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するため，原子炉水位異常低下（レベル1）及び残留熱除去系ポンプ（低圧注水系）又は低圧炉心スプ
レイ系ポンプが運転している場合に，逃がし安全弁（自動減圧機能）2個を作動させる減圧自動化ロジックを設ける。

3.3-2

(2)

逃がし安全弁機能回復（可搬型代替直流電源供給）（設置許可基準規則解釈の第1項（2）a））
逃がし安全弁の駆動に必要な常設直流電源系統が喪失した場合は，可搬型代替直流電源設備用電源切替盤にて，常設直流電源系統から可搬型代替
直流電源設備からの供給に切り替えることで，逃がし安全弁（自動減圧機
能）7個の作動が可能な設計とする。
また，駆動回路に逃がし安全弁用可搬型蓄電池を接続することで，逃がし安全弁（自動減圧機能）2個の作動が可能な設計とする。

(3)

逃がし安全弁機能回復（代替窒素供給）（設置許可基準規則解釈の第1項（2）b））
逃がし安全弁（自動減圧機能）の駆動に必要な自動減圧機能用アキュム
レータの供給圧力が喪失した場合は，高圧窒素ガス供給系（非常用）の窒
素ガスボンベにより，逃がし安全弁（自動減圧機能）7個への窒素ガス供給が可能な設計とする。

(4)

逃がし安全弁の背圧対策（設置許可基準規則解釈の第1項（2）c））
自動減圧機能用アキュムレータ及び高圧窒素ガス供給系（非常用）は，想定される重大事故等時の環境条件を考慮して，格納容器圧力が仮に設計圧力の2倍の状態（2Pd）となった場合でも，逃がし安全弁（自動減圧機能）を確実に作動させることができるように，高圧窒素ガスボンベの供給圧力を設定する。

3.3-3

その他，設計基準対象施設であるが，想定される重大事故等時において，その機能を期待するため，以下の設備を重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置付ける。

(5)

インターフェイスシステムＬＯＣＡ隔離弁
インターフェイスシステムＬＯＣＡ隔離弁である，残留熱除去系Ｂ系注入弁は，インターフェイスシステムＬＯＣＡ時において，弁の手動操作に
より原子炉冷却材の漏えい箇所を隔離する機能を有する。

また，技術的能力審査基準への適合のため，復旧手段として，以下を整備
する。

(6)

復旧手段の整備
全交流電動力電源喪失が原因で常設直流電源喪失が発生している場合は，常設代替交流電源設備又は可搬型代替直流電源設備により，逃がし安全弁（自動減圧機能）の駆動に必要な直流電源を給電して原子炉減圧を実施する。なお，電源設備については「3.14

電源設備（設置許可基準規則第57条に対する設計方針を示す章）」で示す。

なお，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための自主対策設備として，以下を整備する。

(7)

タービン・バイパス弁の手動操作による原子炉の減圧
主蒸気隔離弁が全開状態であり，かつ常用母線が健全で，復水器の真空状態が維持できている場合に，タービン・バイパス弁を開操作することで原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧する。
3.3-4

(8)

原子炉隔離時冷却系又は高圧代注水系による原子炉の減圧復水貯蔵タンクが使用可能であり，かつ常設直流電源系統が健全である
場合に，原子炉隔離時冷却系又は高圧代替注水系を復水貯蔵タンク循環運
転とすることで，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧する。

(9)

逃がし安全弁機能回復（可搬型窒素供給装置（小型））
予備の高圧窒素ガスボンベによる窒素ガス供給圧力が低下した場合は，可搬型窒素供給装置（小型）を窒素ガス供給系（非常用）に接続し，自動減圧機能用アキュムレータに窒素ガスを供給することで，逃がし安全弁（自動減圧機能）の機能を回復させて，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧する。

(10) 代替逃がし安全弁駆動装置による減圧
代替逃がし安全弁駆動装置は，常設代替交流電源系統喪失時に逃がし安
全弁用可搬型蓄電池による主蒸気逃がし安全弁（自動減圧機能）の開放が出来ない場合において，代替逃がし安全弁駆動装置用高圧窒素ガスボンベ
からの窒素ガスを，手動操作により主蒸気逃がし安全弁（自動減圧機能なし11個のうち4個）に供給する。
代替主蒸気逃がし安全弁駆動装置による主蒸気逃がし安全弁の駆動は，電磁弁操作を必要とせず，排気ポートから直接主蒸気逃がし安全弁駆動用アクチュエータに高圧窒素ガスを供給することで，主蒸気逃がし安全弁を開操作することができる。
なお，代替逃がし安全弁駆動装置は，高圧窒素ガス供給系（非常用）との独立性，位置的分散を考慮した系統構成とする。

3.3-5

3.3.2

重大事故等対処設備

3.3.2.1

逃がし安全弁

3.3.2.1.1

設備概要

逃がし安全弁は，原子炉冷却材圧力バウンダリの過度の圧力上昇を防止するため，格納容器内の主蒸気配管に設置された重大事故等対処設備であり，原子炉の蒸気を，排気管によりサプレッション・プール水面下に導き凝縮す
るようにする。
逃がし安全弁は，バネ式の安全弁に，外部から強制的に開閉を行う空気式のアクチュエータを取付けたもので，蒸気圧力がスプリングの設定圧力に達すると自動開放する安全弁機能のほか，外部信号によってアクチュエータのピストンに，アキュムレータに蓄圧された窒素を供給してアクチュエータを作動させ弁を強制的に開放する逃がし弁機能及び自動減圧機能がある。
重大事故等時においては，安全弁機能によって原子炉冷却材圧力バウンダ
リの圧力上昇を抑制するとともに，逃がし安全弁（自動減圧機能）を自動減圧機能用アキュムレータにより作動させ，原子炉冷却材圧力バウンタリを減圧する。自動減圧機能用アキュムレータは，不活性ガス系及び高圧窒素ガス
供給系（非常用）により窒素供給されており，アクチュエータ作動に必要となる圧力を上回る窒素圧力を蓄えることで，確実に逃がし安全弁（自動減圧機能）が作動できる設計とする。
炉心損傷時に原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧状態である場合は，高圧
溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱による原子炉格納容器破損を防止するため，逃がし安全弁（自動減圧機能）を手動開操作により原子炉を減圧する
ことを対策とする。また，インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時においては，中央制御室からの遠隔操作による自動減圧用アキュムレータを用いて逃がし安全弁（7個）の強制開操作が可能な設計とする。
3.3-6

なお，逃がし弁機能用アキュムレータ及び不活性ガス系は設計基準対象施設であり，重大事故等が発生した際に機能を期待するするものではない。

逃がし安全弁に関する系統概要図を第3.3-1図に，設備概要図を第3.3-2図に，重大事故等対処設備一覧を第3.3-1表に示す。

(1)

逃がし弁機能逃がし弁機能は，原子炉冷却材圧力バウンダリの過度の圧力上昇を抑えるため，原子炉圧力高の信号により，逃がし弁機能用アキュムレータに蓄圧された窒素をアクチュエータのピストンに供給して弁を強制的に開放する。
18個の逃がし安全弁は，全てこの機能を有している。

(2)

安全弁機能
安全弁機能は，原子炉冷却材圧力バウンダリの過度の圧力上昇を抑えるため，逃がし弁機能のバックアップとして，圧力の上昇に伴いスプリングに打ち勝って自動開放されることにより，原子炉冷却材圧力バウンダリの最も過酷な圧力変化の場合にも原子炉圧力が最高使用圧力の1.1倍を超えない設計とする。
18個の逃がし安全弁は，すべてこの機能を有している。

(3)

自動減圧機能自動減圧機能は，非常用炉心冷却系の一部であり，原子炉水位異常低とドライウェル圧力高の両方の信号により，自動減圧機能用アキュムレータ
に蓄圧された窒素をアクチュエータのピストンに供給して弁を強制的に開放し，中小破断事故時に原子炉圧力を速やかに低下させて，低圧炉心スプ
3.3-7

レイ系，低圧注水系の早期の注水を促す。
18個の逃がし安全弁のうち，7個がこの機能を有している。

また，上記機能とは別に，中央制御室からの遠隔操作により，逃がし弁機
能用アキュムレータ又は自動減圧機能用アキュムレータに蓄圧された窒素をアクチュエータのピストンに供給して弁を強制的に開放し，原子炉圧力を制御することができる。

3.3-8

格納容器

：重大事故等対処設備

ドライウェルアキュムレータ（自動減圧機能用）

高圧ガス窒素ガス供給系（非常用）Ａ系

A0

MO

MO

主蒸気逃がし安全弁（自動減圧機能）A系：4個

主蒸気系

アキュムレータ（逃がし弁機能用）

MO

3.3-9

不活性ガス系：主蒸気逃がし安全弁
主蒸気系

：電磁弁

主蒸気逃がし安全弁：11個：アキュムレータ（逃がし弁機能用）（自動減圧機能用）
MO
MO

高圧ガス窒素ガス供給系（非常用）Ｂ系

A0

MO

AO
主蒸気逃がし安全弁（自動減圧機能）B系：3個

主蒸気系

サプレッション・チェンバ：電動弁：空気作動弁
：減圧弁
：逆止弁
：手動弁

第 3.3-1 図

逃がし安全弁に関する系統概要図

第3.3-1表

逃がし安全弁に関する重大事故等対処設備一覧

設備区分

設備名

主要設備

逃がし安全弁【常設】 ＊１

附属設備

自動減圧機能用アキュムレータ【常設】

水源

−

流路

主蒸気系配管・クエンチャ【常設】注水先−

電源設備 ＊２

所内常設直流電源設備
直流125V蓄電池２Ａ【常設】直流125V蓄電池２Ｂ【常設】直流125V充電器２Ａ【常設】直流125V充電器２Ｂ【常設】常設代替直流電源設備
緊急用直流125V蓄電池【常設】緊急用直流125V充電器【常設】
可搬型代替交流電源設備
可搬型代替低圧電源車【可搬】
可搬設備用軽油タンク【常設】タンクローリ【可搬】
可搬型代替直流電源設備
可搬型整流器【可搬】

計装設備 ＊３

原子炉圧力【常設】原子炉圧力（SA）【常設】＊1：逃がし安全弁各18個の内，逃がし安全弁（自動減圧機能）は，以下のとおり。
B22-F013B，C，F，H，K，L，R 計7個＊2：単線結線図を補足説明資料46-2に示す。電源設備については，「3.14電源設備許可基準規則第57条に対する設計方針を示す章）」で示す。
＊3：主要設備を用いた炉心損傷防止及び格納容器破損防止対策を成功させるために把握することが必要な原子炉施設の状態計装設備については「3.15計装設備（設置許可基準規則第58条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.3-11

3.3.2.1.2

主要設備の仕様

主要機器の仕様を以下に示す。
(1)

逃がし安全弁種

類：

バネ式（アクチュエータ付）

個

数

：

18

取付箇所

：

格納容器内

（安全弁機能）
吹出し圧力

弁個数

容量／個
（吹出し圧力×1.03において）7.79 MPa[gage]

2個

385.2t/h

8.10MPa[gage]

4個

400.5t/h

8.17MPa[gage]

4個

403.9t/h

8.24MPa[gage]

4個

407.2t/h

8.31MPa[gage]

4個

410.6t/h（逃がし弁機能） ＊1
吹出し圧力

弁個数

容量/個
（吹出し圧力において）7.37MPa[gage]

2個

354.6t/h

7.44MPa[gage]

4個

357.8t/h

7.51MPa[gage]

4個

361.1t/h

7.58MPa[gage]

4個

364.3t/h

7.65MPa[gage]

4個

367.6t/h＊1：設計基準対象施設としての機能

3.3-12

3.3.2.1.3

設置許可基準規則第43条への適合方針

3.3.2.1.3.1(1)

設置許可基準規則第43条第1項への適合方針

環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第43条第1項一）
(ⅰ)

要求事項
想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

逃がし安全弁及びアキュムレータ（自動減圧機能用）は，格納容器
内に設置される設備であることから，その機能を期待される重大事故等時における格納容器内の環境条件及び荷重条件を考慮し，第3.3-2
表に示す設計とする。
また，想定される重大事故等の環境条件下のうち，格納容器圧力が仮に設計圧力の2倍（2Pd）となった場合においても，確実に逃がし安全弁（自動減圧機能）を作動させることができるように，高圧窒素ガ
ス供給系（非常用）の供給圧力を設定する。
（46-3-3,6）

3.3-13

第3.3-2表

想定される環境条件

環境条件

対応

温 度 ， 圧 力 ， 湿 度 ， 設置場所である格納容器内で想定される温度，圧
放射線
力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による影響

屋外に設置するものではないため，天候による影
響は受けない。

海 水 を 通 水 す る 系 統 海水を通水することはない。
への影響
地震

適切な地震荷重との組合せを考慮した上で，機器が損傷しない設計とする（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）。

風 （ 台 風 ） ， 竜 巻 ， 格納容器内に設置するため，風（台風），竜巻，
積雪，火山の影響
積雪及び火山の影響を受けない。
電磁的障害

(2)

重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

操作性（設置許可基準規則第43条第1項二）
(ⅰ)

要求事項
想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

逃がし安全弁（自動減圧機能）の操作は，想定される重大事故等が発生した場合において，中央制御室内の環境条件（被ばく影響等）を考慮の上，中央制御室における操作盤上でのスイッチ操作により操作可能な設計とする。なお，逃がし安全弁（安全弁機能）は，シリンダ
3.3-14

ー動作による強制開放を必要としない操作不要な設計とする。
操作場所である中央制御室内は，十分な操作空間を確保し，操作対象機器である逃がし安全弁は，中央制御室操作盤に機器識別のための銘板を取り付け，容易に識別が可能とする。
また，自動減圧機能用アキュムレータは操作不要な設計とする。
以下の第3.3-3表に操作対象機器を示す。
（46-3-3）
第3.3-3表
機器名称

操作対象機器リスト

状態の変化

逃がし安全弁（自動 全閉⇒全開
減圧機能）

(3)

操作場所

操作方法

中央制御室

スイッチ操作試験及び検査（設置許可基準規則第43条第1項三）
(ⅰ)

要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

逃がし安全弁は，第3.3-4表に示すように原子炉の停止中に機能・性能検査，分解検査，外観検査及びが可能とし，機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
機能・性能検査として，安全弁機能検査及び自動減圧系機能検査を行うことが可能な設計とする。
3.3-15

安全弁機能検査として，窒素ガスにより検査対象弁の入口側を加圧し，その吹出し圧力が許容値以内にあることを確認するとともに，窒素ガスにより，弁の入口側を加圧し，規定圧力で保持後，弁座からの漏えい量を確認することが可能な設計とする。

自動減圧系機能検査として，自動減圧系を作動させ，逃がし安全弁が全開するまでの時間を測定し，自動減圧機能を有する逃がし安全弁の全数が，許容動作範囲で，「全開」動作することが確認可能な設計とする。

分解検査として，浸透探傷検査により性能に影響を及ぼす指示模様がないこと，目視により性能に影響を及ぼすおそれのある傷，割れ等がないことについて逃がし安全弁部品表面状態の確認を行うことが可能な設計とする。

また，分解点検にあわせて，吹下りに影響する調整装置の設定値が規定の位置に設定されていることの確認，並びに中央制御室からの遠隔操作により弁の開閉を行い，「全開」から「全閉」，「全閉」から「全開」への動作の確認が可能な設計とする。

なお，逃がし安全弁は，多重性を備えた機器であるが，各々が独立して他の系統へ悪影響を及ぼさず検査が可能な設計とし，停止中における検査を行う際，接近性を考慮した必要な空間を備え，構造上接近又は検査が困難とならないこととする。
（46-5-2〜6）
3.3-16

第3.3-4表
原子炉の状態
停止中(4)

逃がし安全弁の試験及び検査項目

内容

機能・性能検査

安全弁機能による作動確認
自動減圧機能による作動確認

漏えい検査

弁本体及び弁座からの漏えいの確認

分解検査

安全弁部品の表面状態を，検査又は目視により確認

切り替えの容易性（設置許可基準規則第43条第1項四）
(ⅰ)

要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

逃がし安全弁は，本来の用途以外の用途として使用するための切り替えが不要であり，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で使用可能な設計とする。
（46-4-3）(5)悪影響の防止（設置許可基準規則第43条第1項五）
(ⅰ)

要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。

3.3-17

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

逃がし安全弁は，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で使用可能な設計とする。
（46-4-3）(6)

設置場所（設置許可基準規則第43条第1項六）
(ⅰ)

要求事項
想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

逃がし安全弁は，格納容器内に設置されている設備であるが，中央制御室から操作可能な設計とする。
（46-3-3,6）

3.3-18

第3.3-5表
機器名称
逃がし安全弁

3.3.2.1.3.2(1)

操作対象機器設置場所
設置場所

格納容器内

操作場所
中央制御室

設置許可基準規則第43条第2項への適合状況

容量（設置許可基準規則第43条第2項一）
(ⅰ)

要求事項
想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.2

容量等」に示す。

逃がし安全弁は，十分な吹出能力を有する容量とし，計基準事対象
施設の容量等の仕様が，系統の目的に応じて必要となる容量等の仕様に対して十分であることを確認した上で，設計基準対象施設の容量等と同仕様の設計とする。

(2)

共用の禁止（設置許可基準規則第43条第2項二）
(ⅰ)

要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。

3.3-19

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

逃がし安全弁は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない。

(3)

設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第43条第2項三）
(ⅰ)

要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

逃がし安全弁は，地震，津波，その他の外部事象による損傷の防止が図られた格納容器内に設置することにより，外部からの共通要因により同時に安全機能が損なわれるおそれがない設計とする。
また，逃がし安全弁は逃がし弁機能と自動減圧機能の異なる2種類の開操作機能があり，逃がし弁機能と自動減圧機能には独立した複数の駆動用窒素供給源，駆動電源を確保することで，可能な限り多様性を持った設計とする。

3.3-20逃がし安全弁の多様性又は多重性，位置的分散について，第3.3-6
表に示す。
（46-3-4,6，46-4-3）

第3.3-6表

多様性又は多重性，位置的分散

逃がし安全弁 ＊（設計基準事故対処設備としての安全機能を兼ねる）
項目

駆動用窒素
供給源
駆動用電源

操作系

設計基準事故対処設備

重大事故等対処設備

逃がし弁機能自動減圧機能逃がし弁機能用
アキュムレータ

自動減圧機能用アキュムレータ

格納容器内

格納容器内

所内常設直流電 所内常設直源設備(蓄電池) 流電源設備
(蓄電池)

常設代替直
流電源設備
(発電機)

可搬型代替
直流電源設
備(電源車)

常設代替直
流電源設備
(蓄電池)

可搬型代替
直流電源設
備(蓄電池)

逃がし安全
弁用可搬型
蓄電池

原子炉建屋
付属棟

原子炉建屋
付属棟

屋外

屋外

原子炉建屋
付属棟

原子炉建屋
付属棟

中央制御室

インターロック
又は手動操作

インターロ
ック又は手
動操作

手動操作

手動操作

手動操作

手動操作

手動操作

中央制御室

中央制御室

中央制御室

中央制御室

中央制御室

中央制御室

中央制御室

＊：逃がし安全弁（自動減圧機能）は，以下のとおり。
B22-F013B，C，F，H，K，L，R 計7個

3.3-21

3.3.2.2
3.3.2.2.1

過渡時自動減圧機能
設備概要

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原子炉の自動減圧機能が喪失した場合においても，炉心の著しい損
傷及び格納容器の破損を防止するため，原子炉水位異常低下（レベル１）及び残留熱除去系ポンプ（低圧注水系）又は低圧炉心スプレイ系ポンプが運転している場合に，逃がし安全弁（自動減圧機能）B，Cを作動させることを目的として論理回路を設けるものである。
本系統は，原子炉水位異常低下（レベル1）及び残留熱除去系ポンプ（低圧注水系）又は低圧炉心スプレイ系ポンプが運転している場合に，逃がし安全弁（自動減圧機能）2個を作動させる論理回路を設ける構成とする。原子
炉水位異常低下（レベル1）の検出器を多重化し，残留熱除去系ポンプ又は低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力確立の条件成立時，2 out of 2論理にて自動的に信号を発信し，信頼性向上を図る設計とする。

第3.3-7表

過渡時自動減圧機能に関する重大事故等対処設備一覧

設備区分

設備名

主要設備

過渡時自動減圧機能【常設】

附属設備
水源
流路
注水先

−
−
−
−

電源設備 ＊1

非常用交流電源設備
非常用ディーセル発電機（設計基準拡張）【常設】計装設備 ＊2

原子炉圧力【常設】原子炉圧力（SA）【常設】原子炉水位（広帯域）【常設】原子炉水位（SA広帯域）【常設】原子炉水位（燃料域）【常設】原子炉水位（SA燃料域）【常設】3.3-22

設備区分

計装設備 ＊2

設備名
サプレッション・プール水位【常設】サプレッション・プール水温度【常設】格納容器雰囲気放射線モニタ（D/W）【常設】格納容器雰囲気放射線モニタ（S/C）【常設】原子炉圧力容器温度【常設】＊1：単線結線図を補足説明資料46-2-2，3，4に示す
電源設備については「3.14電源設備（設置許可基準規則第57条に対する設計方針を示す章）」で示す。
＊2：主要設備を用いた炉心損傷防止及び格納容器破損防止対策を成功させるために把握することが必要な原子炉施設の状態
計装設備については「3.15計装設備（設置許可基準規則第58条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.3-233.3.2.2.2

主要設備の仕様

主要機器の仕様を，第3.3-3図に示す。

第 3.3-3 図

過渡時自動減圧機能説明図

3.3-24

3.3.2.2.3

設置許可基準規則第43条への適合状況

3.3.2.2.3.1(1)

設置許可基準規則第43条第1項への適合状況

環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第43条第1項一）
(ⅰ)

要求事項
想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。

(ⅱ)

適合性
設計方針については，「2.3.3

環境条件等」で示す。

過渡時自動減圧機能は，中央制御室，原子炉建屋附属棟及び原子建
屋原子炉棟内に設置する設備であることから，その機能を期待される
重大事故等時の中央制御室，原子炉建屋附属棟及び原子建屋原子炉棟
内の環境条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，第3.3-8表に示す設計とする。
（46-3-2，3）

3.3-25

第3.3-8表想定する環境条件

環境条件

対応

温度，圧力，湿度， 設置場所である中央制御室，原子炉建屋附属棟及び原子放射線
建屋原子炉棟で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による影響

屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。

海水を通水する系統 海水を通水することはない。
への影響
地震

適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しな い 設 計 と す る （ 詳 細 は 「 2.1.3 耐 震 設 計 の 基 本 方針」に示す）。

風（台風），竜巻， 中央制御室，原子炉建屋附属棟及び原子建屋原子炉棟内
積雪，火山の影響に設置するため，風（台風），竜巻，積雪及び火山の影
響を受けない。
電磁的障害(2)

重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

操作性（設置許可基準規則第43条第1項二）
(ⅰ)

要求事項
想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性についてに示す。

過渡時自動減圧機能は，原子炉水位異常低下（レベル1）の検出器を多重化し，残留熱除去系ポンプ又は低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力確立の条件成立時，2 out of 2論理にて自動的に信号を発信し，
3.3-26

信頼性向上を図る設計とする。

(3)

試験及び検査（設置許可基準規則第43条第1項三）
(ⅰ)

要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

過渡時自動減圧機能は，逃がし安全弁の作動信号を発信する設備であり，運転中に試験又は検査を実施する場合には，誤操作等によりプラントに外乱を与える可能性があるため，停止中に機能・性能の確認が可能な設計とする。機能・性能検査として模擬入力による機能確認
により論理回路動作確認が可能な設計とする。
また，性能の確認が可能なように，模擬入力による校正及び設定値確認ができる設計とする。
（46-5-6〜9）

第3.3-9表
原子炉の状態
停止中

過渡時自動減圧機能の試験及び検査項目

内容

機能・性能検査3.3-27

校正及び設定値確認
タイマーの確認
論理回路確認(4)切り替えの容易性（設置許可基準規則第43条第1項四）
(ⅰ)

要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

過渡時自動減圧機能は，本来の用途以外には使用しない設計とする。

(5)

悪影響の防止（設置許可基準規則第43条第1項五）
(ⅰ)

要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

過渡時自動減圧機能は，他の設備に悪影響を及ぼさないよう以下の措置を講じる設計とする。
過渡時自動減圧機能の論理回路は，自動減圧系の論理回路とは分離することで，悪影響を与えない設計とする。
検出器（原子炉水位異常低下（レベル1），低圧炉心スプレイ系ポ
3.3-28

ンプ吐出圧力確立，又は残留熱除去系ポンプ吐出圧力確立）信号については共有しているが，自動減圧系と隔離装置を用いて電気的に分離し，自動減圧系への悪影響を与えない設計とする。また，論理回路からの作動用電磁弁制御信号についても共用しているが，自動減圧系と隔離装置を用いて電気的に分離し，自動減圧系への悪影響を与えない設計とする。
過渡時自動減圧機能の論理回路の電源は，遮断器又はヒューズによる電気的な分離をすることで，自動減圧系に悪影響を与えない設計とする。
（46-11-2〜7）(6)

設置場所（設置許可基準規則第43条第1項六）
(ⅰ)

要求事項
想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

過渡時自動減圧機能は，現場における作業が不要な設計とする。

3.3-29

3.3.2.2.3.2(1)

設置許可基準規則第43条第2項への適合状況

容量（設置許可基準規則第43条第2項一）
(ⅰ)

要求事項
想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.2

容量等」に示す。

過渡時自動減圧機能は，炉心の著しい損傷を防止するためのシステ
ムであり，炉心が露出しないように燃料有効長頂部より高い設定とするとともに，原子炉水位異常低下（レベル1）信号の計器誤差を考慮
して確実に作動する設計とする。なお，逃がし安全弁の作動は格納容器へ原子炉の主蒸気を排出することになるため冷却材の放出となり，その補給に残留熱除去系又は低圧炉心スプレイ系による注水が必要であることから，原子炉水位異常低下（レベル1）及び残留熱除去系ポンプ（低圧注水系）又は低圧炉心スプレイ系ポンプが運転している場
合に，当該機器動作のための減圧として逃がし安全弁(自動減圧機能）
2個を作動させる過渡時自動減圧系論理回路を設ける設計とする。尚，
容量は有効性評価で確認している。
（46-6-2,3）(2)

共用の禁止（設置許可基準規則第43条第2項二）
(ⅰ)

要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等内
3.3-30の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限
りでない。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分離，悪影響防止等について」に示す。

過渡時自動減圧機能は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。

(3)

設計基準対象設備との多様性（設置許可基準規則第43条第2項三）
(ⅰ)

要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針等については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

過渡時自動減圧機能の論理回路は，自動減圧系の論理回路とは分離
するとともに，論理回路を2回路（A系，B系）で構成することで多重化を図る。また，過渡時自動減圧系機能及び自動減圧系の論理回路の電源は，論理回路毎にA系を電源区分Ⅰ，B系を電源区分Ⅱとし，電源区分毎に別の制御盤に収納し位置的分散を図ることで，地震，火災，
3.3-31

溢水等の主要な共通要因故障によって同時に機能を損なわれない設計とする。
また，過渡時自動減圧系機能の論理回路の電源は，遮断器又はヒューズによる電気的な分離をすることで自動減圧系に悪影響を与えない設計とする。
（46-11-2〜8）

3.3-32

3.3.2.3
3.3.2.3.1

逃がし安全弁機能回復（可搬型代替直流電源供給）
設備概要

逃がし安全弁駆動に必要な常設直流電源が喪失し可搬型代替交流電源設備が使用できる場合は，可搬型代替直流電源設備用電源切替盤を切り替えることで，可搬型代替直流電源設備からの供給により，逃がし安全弁（自動減圧機能）7個の駆動が可能な設計とする。
可搬型代替交流電源設備（可搬型代替低圧電源車）は可搬型代替低圧電源
車接続盤に接続し，可搬型整流器を経由することで，逃がし安全弁（自動減圧機能）へ電源供給できる設計とする。また，可搬型設備用軽油タンクより，
タンクローリを用いて燃料を補給できる設計とする。

また，常設直流電源が喪失し可搬型交流電源設備が使用できない場合は，駆動回路に逃がし弁安全弁用可搬型蓄電池を接続することで，逃がし安全弁（自動減圧機能）2個の駆動が可能な設計とする。逃がし安全弁用可搬型蓄
電池は，24時間にわたり逃がし安全弁（自動減圧機能）2個を連続開可能な容量を有する設計とする。

直流電源単線結線図について補足説明資料46-2-2，3に，重大事故等対処
設備一覧を第3.3-10表に示す。

3.3-33

第3.3-10表

逃がし安全弁機能回復（可搬型代替直流電源設備）に関する重大事故等対処設備一覧

主要設備

可搬型代替交流電源設備
可搬型代替低圧電源車【可搬】
可搬型設備用軽油タンク【常設】タンクローリ【可搬】
可搬型代替直流電源設備
可搬型整流器【可搬】
代替所内電気設備
緊急用電源切替盤【常設】
可搬型蓄電池逃がし安全弁用可搬型蓄電池【可搬】

附属設備

可搬型代替直流電源設備
可搬型整流器用変圧器【常設】代替所内電気設備
可搬型代替低圧電源車接続盤【常設】
可搬型代替直流電源設備用電源切替盤【常設】

水源

−

流路

−

注水先

−

電源設備 ＊1

可搬型代替低圧電源車〜可搬型代替低圧電源車接続盤【可搬】
可搬型変圧器〜可搬型代替低圧電源車接続盤【可搬】
可搬型代替低圧電源車接続盤〜可搬型代替直流電
源設備用電源切替盤【常設】
可搬型代替直流電源設備用電源切替盤〜緊急用電源切替盤【常設】

計装設備−＊1：単線結線図を補足説明資料46-2に示す。電源設備については，「3.14電源設備許可基準規則第57条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.3-34

3.3.2.3.2

主要設備の仕様

主要機器の仕様を以下に示す。

(1)

(2)

逃がし安全弁用可搬型蓄電池
型

式：

リチウムイオン電池個

数：2（予備1）

容量：2,400Wh

電

圧

：

125V

取付箇所

：

中央制御室

保管場所

：

中央制御室

可搬型代替低圧電源車
エンジン
個

(3)

数

：

4（予備2）

使用燃料

：

軽油

発 電 機

：

個

数

：

4（予備2）

種

類：

三相交流発電機容量：

約500kVA／台

力

率

：

0.8

電

圧

：

440V

周 波 数

：

50Hz

取付箇所

：

屋外

保管場所

：

西側保管場所，南側保管場所

可搬型整流器個

数：

16（予備2）

出力：

15kW／台

取付箇所

：

屋外

保管場所

：

西側保管場所，南側保管場所

3.3-35

(4)緊急用電源切替盤
個

数

：

1式

取付箇所

：

中央制御室

なお，上記(2)(3)の電源設備の詳細については「3.14電源設備（設置許可基準
規則第57条に対する設計方針を示す章）」にて示す。

3.3-36

3.3.2.3.3

設置許可基準規則第43条への適合方針

3.3.2.3.3.1(1)

設置許可基準規則第43条第1項への適合方針

環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第43条第1項一）
(ⅰ)

要求事項
想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。

(ⅱ)

適合性
設計方針については，「2.3.3

環境条件等」で示す。

逃がし安全弁用可搬型蓄電池及び緊急用電源切替盤は，中央制御室に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等時の中央制御室の環境条及び荷重を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，第3.3-11表に示す設計とする。

第3.3-11表

想定する環境条件

環境条件

対応

設置 場 所 であ る 中 央 制御 室 で 想定 さ れ る 温度 ， 圧
温度，圧力，湿度，力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認
放射線した機器を使用する。
屋外の天候による影響

屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。

海水を通水する系統
海水を通水することはない。
への影響

3.3-37

適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しない設計とする（詳細は「2.1.3 耐震設計の基本方針」に示す）。

地震

風（台風）・竜巻・ 中央制御室に設置するため，風（台風），竜巻，積積雪・火山の影響
雪及び火山の影響を受けない。
電磁的障害

(2)

重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

操作性（設置許可基準規則第43条第1項二）
(ⅰ)

要求事項
想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

逃がし安全弁用可搬型蓄電池の接続作業は，想定される重大事故等が発生した場合において，中央制御室の環境条件（被ばく影響等）を考慮の上，接続場所である中央制御室にて作業可能な設計とする。
作業場所である中央制御室は，十分な作業空間を確保する。
（46-3-4）

逃がし安全弁用可搬型蓄電池の接続作業は，一般的に用いられる工具（ドライバー）を用いて，確実に作業ができる設計とし，作業用工具は，作業場所である中央制御室内に保管することとする。

3.3-38

逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，車輪を設けることにより運搬，移動ができるとともに，設置場所である中央制御室にてベルトで固定することにより転倒対策が可能な設計とする。

緊急用電源切替盤は，中央制御室にて手動による操作が可能な設計とする。緊急用電源切替盤は誤操作防止のためにスイッチに名称が明記され，操作者の操作・監視性を考慮しており，確実に操作できる設計とする。

第 3.3-12 表

操作対象機器

機器名称

状態の変化

操作場所

操作方法

逃がし安全弁用
可搬型蓄電池接続箇所端子リフト
逃がし安全弁用可搬型蓄電池
接続

中央制御室

接続操作

スイッチ操作 OFF⇒ON(逃がし安全弁 閉⇒開)

中央制御室

スイッチ
操作

切⇒入

中央制御室

切替装置
操作

緊急用電源
切替盤

（46-3-4，46-4-5）(3)

試験及び検査（設置許可基準規則第43条第1項三）
(ⅰ)

要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。

3.3-39

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，第3.3-13表に示すように運転中又は停止中に外観検査，機能・性能試験が可能な設計とする。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，外観検査として，目視により性能に影響を及ぼすおそれのある傷，割れ等がないことについて表面の状態の確認が行えるとともに，電圧の確認を行うことが可能な設計とする。

第3.3-13表

逃がし安全弁用可搬型蓄電池の試験及び検査

原子炉の状態
運転中又は停止中

項目

内容

外観検査

外観の確認

機能・性能試験

電圧測定（46-5-11）

緊急用電源切替盤は，第3.3-14表に示すように停止中に外観検査，機能・性能試験が可能な設計とする。
性能の確認として，電気回路の絶縁抵抗に異常がないことを確認する。外観検査として，目視により性能に影響を及ぼすおそれのある傷，
割れ等がないことについて表面状態の確認を行うことが可能な設計とする。

3.3-40第3.3-14表

緊急用電源切替盤の試験及び検査

原子炉の状態
停止中

項目

内容

外観検査

外観の確認

機能・性能試験

緊急用電源切替盤の性能（絶縁抵抗）確認（46-5-12）(4)

切り替えの容易性（設置許可基準規則第43条第1項四）
(ⅰ)

要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

逃がし安全弁用可搬型蓄電池及び緊急用電源切替盤は，本来の用途以外の用途には使用しない設計とする。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池と端子の接続は，接続規格を統一する
ことで，第3.3-4図に中央制御室での逃がし安全弁用可搬型蓄電池の接続による逃がし安全弁開放のタイムチャートに示すとおり，減圧が要求されるタイミングより十分早い段階で電源給電が可能な設計とする。
（46-4-5，46-7-2）

3.3-41

第3.3-4図

逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁開放タイム
チャート ＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての1.3（冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等）で示すタイムチャート(5)

悪影響の防止（設置許可基準規則第43条第1項五）
(ⅰ)

要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

逃がし安全弁用可搬型蓄電池及び緊急用電源切替盤は，通常時に接続先の系統と分離することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

3.3-42

逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，設置場所である中央制御室にてベルトで固定により転倒対策を実施することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
（46-4-5）(6)

設置場所（設置許可基準規則第43条第1項六）
(ⅰ)

要求事項
想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

逃がし安全弁用可搬型蓄電池及び緊急用切替盤は，線源からの隔離距離により放射線量が高くなるおそれの少ない設置場所である，中央制御室に設置し，設置場所で操作可能な設計とする。
（46-3-4）
第3.3-15表
機器名称

操作対象機器設置場所
設置場所

操作場所

逃がし安全弁用可搬型蓄電池

中央制御室

中央制御室

緊急用電源切替盤

中央制御室

中央制御室

3.3-433.3.2.3.3.2(1)

設置許可基準規則第43条第2項への適合状況

容量（設置許可基準規則第43条第2項一）
(ⅰ)

要求事項
想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.2

容量等」に示す。

緊急用電源切替盤を切替えることで，可搬型代替直流電源設備（可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器）からの供給により，24時間にわたり逃がし安全弁（自動減圧機能）（7個）の動作が可能な設計と
する。

(2)

共用の禁止（設置許可基準規則第43条第2項二）
(ⅰ)

要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限
りでない。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1
等について」に示す。

3.3-44多様性，位置的分散，悪影響防止

緊急用電源切替盤は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。

(3)

設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第43条第2項三）
(ⅰ)

要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

緊急用電源切替盤を切り替えることで，可搬型代替直流電源設備（可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器）からの電源供給による逃がし安全弁の駆動は，直流125V蓄電池２Ａ及び直流125V蓄電池２Ｂからの電源供給による逃がし安全弁の駆動と異なる電源及び電路で構成
し，多様性を有する設計とする。
（46-4-4）

3.3-45

3.3.2.3.3.3(1)

設置許可基準規則第43条第3項への適合状況

容量（設置許可基準規則第43条第3項一）
(ⅰ)

要求事項
想定される重大事故等の収束に必要な容量に加え，十分に余裕のある容量を有するものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.2

容量等」に示す。

逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，24時間にわたり逃がし安全弁1個を連続開可能な容量を有するものを2セット（2個）用意する。保有数
は2セット（2個），保守点検は電圧測定であり，保守点検中でも使用可能であるため，保守点検用は考慮せずに，故障時による待機除外時のバックアップ用として1セット（1個）を保管する設計とする。
（46-6-4）(2)

確実な接続（設置許可基準規則第43条第3項二）
(ⅰ)

要求事項
常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。）と接続するものにあっては，当該常設設備と容易かつ確実に接続することができ，かつ，二以上の系統又は発電用原子炉施設が相互に使用することができるよう，接続部の規格の統一その他の適切な措置を講じたものであること。

3.3-46

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

逃がし安全弁用可搬型蓄電池の接続は，接続規格を統一することにより，一般的に使用される工具（ドライバー）を用いて容易かつ確実に接続操作可能な設計とする。
（46-4-5，46-7-2）(3)

複数の接続口（設置許可基準規則第43条第3項三）
(ⅰ)

要求事項
常設設備と接続するものにあっては，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外から水又は電力を供給するものに限る。）の接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設けるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，原子炉建屋の外から水又は電力を供給する設備ではなく，中央制御室から接続可能な設計とする。

3.3-47

(4)

設置場所（設置許可基準規則第43条第3項四）
(ⅰ)

要求事項
想定される重大事故等が発生した場合において可搬型重大事故等対処設備を設置場所に据え付け，及び常設設備と接続することができる
よう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所
への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

逃がし安全弁用可搬型蓄電池の接続は，線源からの隔離距離により放射線量が高くなるおそれの少ない設置場所である，中央制御室で操作可能な設計とする。
（46-3-4）(5)

保管場所（設置許可基準規則第43条第3項五）
(ⅰ)

要求事項
地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管すること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1
等について」に示す。
3.3-48多様性，位置的分散，悪影響防止

逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，地震，津波，その他の外部事象による損傷の防止が図られた中央制御室に保管する。また，常設ＳＡ設
備の直流125V蓄電池２Ａ，直流125V蓄電池２Ｂと位置的分散を図り保管及び設置する設計とする。
（46-3-4）(6)

アクセスルートの確保（設置許可基準規則第43条第3項六）
(ⅰ)

要求事項
想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，工場等
内の道路及び通路が確保できるよう，適切な措置を講じたものである
こと。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

逃がし安全弁用可搬型蓄電池の運搬経路は，地震，津波，その他の外部事象による損傷の防止が図られた中央制御室に確保する。
（46-9-2〜7）

3.3-49

(7)設計基準事故対処設備及び常設重大事故等防止設備との多様性（設置許可基準規則第43条第3項七）
(ⅰ)

要求事項
重大事故防止設備のうち可搬型のものは，共通要因によって，設計基準事故対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設重大事故防止設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた中央制御室に設置し，所内常設直流電源，可搬型代替直流電源設備及び常設代替直流電源設備と位置的分散を図る設計とする。
また，逃がし安全弁用可搬型蓄電池は可搬設備であるが，直流125V
蓄電池２Ａ及び直流125V蓄電池２Ｂは常設設備のため，多様性を有する設計とする。
（46-3-4，46-4-5，46-8-3）

3.3-50第3.3-16表

項目
減圧用の弁

多様性又は多重性，位置的分散

設計基準事故対処設備

重大事故等対処設備

直流125V蓄電池２Ａ【常設】直流125V蓄電池２Ｂ【常設】

逃がし安全弁用可搬型蓄
電池【可搬】

逃がし安全弁（自動減圧機能）

逃がし安全弁（自動減圧機能）

7個

2個

格納容器内
駆動用電源

直流125V蓄電池２Ａ【常設】直流125V蓄電池２Ｂ【常設】

逃がし安全弁用可搬型蓄
電池【可搬】

2個

2個（予備1個）

直流125V蓄電池２Ａ【常設】原子炉建屋附属棟中1階
直流125V蓄電池２Ｂ【常設】原子炉建屋附属棟1階

原子炉建屋附属棟3階

3.3-51

3.3.2.4
3.3.2.4.1

逃がし安全弁機能回復（代替窒素供給）
設備概要

逃がし安全弁（自動減圧機能）7個の駆動に必要な，自動減圧機能用アキュムレータの供給圧力が喪失した場合に備え，高圧窒素ガス供給系（非常用）を設ける。

本系統は，逃がし安全弁（自動減圧機能）の自動減圧機能用アキュムレー
タに対して窒素ガスを供給するものであり，高圧窒素ガスボンベ，高圧窒素ガス供給系（非常用）配管・弁等で構成する。

高圧窒素ガス供給系（非常用）は，常用の不活性ガス系からの窒素供給圧力が低下した場合に自動的に高圧ガスボンベ供給弁が開となり，高圧窒素ガ
スボンベの窒素ガスを自動減圧機能用アキュムレータに供給する。なお，高圧窒素ガスボンベの圧力が低下した場合は，現場操作により高圧窒素ガスボ
ンベの交換を実施する。
高圧窒素ガス供給系（非常用）の系統圧力は，逃がし安全弁（自動減圧機能）の作動環境条件を考慮して格納容器圧力が設計圧力の2倍の状態（2Pd）
においても全開可能な圧力に設定する。

高圧窒素ガス供給系（非常用）の系統概要図を第3.3-5図に，重大事故等対処設備一覧を第3.3-17表に示す。

3.3-52

：重大事故等対処設備

原子炉建屋原子炉棟

予備

格納容器

高圧窒素ガスボンベ

高圧窒素ガス供給系（非常用）A系
AO

MO

主蒸気系

主蒸気逃がし安全弁（自動減圧機能）A系：4個

主蒸気系

主蒸気逃がし安全弁：11個

主蒸気系

主蒸気逃がし安全弁（自動減圧機能）B系：3個MO

高圧窒素ガスボンベ

3.3-53MO

不活性ガス系

MO

高圧窒素ガス供給系（非常用）B系
AO

MO

予備

高圧窒素ガスボンベ

高圧窒素ガスボンベ

第 3.3-5 図

高圧窒素ガス供給系（非常用）系統概要図

第3.3-17表

逃がし安全弁機能回復（代替窒素供給）に関する重大事故等対処設備一覧

設備区分

設備名

主要設備

高圧窒素ガスボンベ【可搬】

付属設備

−

水源

−

流路

高圧窒素ガス供給系（非常用）配管・弁【常設】自動減圧機能用アキュムレータ【常設】

注水先

−

電源設備

−

計装設備

−

3.3.2.4.2

主要設備の仕様

主要機器の仕様を以下に示す。

(1)

高圧窒素ガスボンベ個

数：10（予備10）容量：

約47L／個充填圧力：

約15MPa［gage］

取付箇所

：

原子炉建屋原子炉棟 3階

保管場所

：

原子炉建屋原子炉棟 3階3.3-54

3.3.2.4.3(1)

設置許可基準規則第43条第1項への適合状況

環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第43条第1項一）
(ⅰ)

要求事項
想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。

(ⅱ)

適合性
設計方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

高圧窒素ガスボンベは，原子炉建屋原子炉棟内に設置される設備であることから，その機能を期待される重大事故等時における原子炉建
屋原子炉棟内の環境条件を考慮し，第3.3-18表に示す設計とする。
（46-3-5）

第3.3-18表

想定する環境条件及び荷重条件

環境条件

対応

温 度 ， 圧 力 ， 湿 度 ， 設置場所である原子炉建屋原子炉棟内で想定され
放射線る温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による影響

屋外に設置するものではないため，天候による影
響は受けない。

海 水 を 通 水 す る 系 統 海水を通水することはない。
への影響
地震

適切な地震荷重との組合せを考慮した上で，機器が損傷しない設計とする（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）。

風（台風），竜巻， 原子炉建屋原子炉棟内に設置するため，風（台積雪，火山の影響風），竜巻，積雪及び火山の影響を受けない。
3.3-55電磁的障害重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。
（46-3-5）(2)

操作性（設置許可基準規則第43条第1項二）
(ⅰ)

要求事項
想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

高圧窒素ガス供給系（非常用）は，常用の不活性ガス系からの窒素供給圧力が低下した場合に自動的に高圧ガスボンベ供給弁が開となり，
高圧窒素ガスボンベの窒素ガスを自動減圧機能用アキュムレータに供給するため，高窒素ガスボンベの圧力が低下した場合に現場操作によるボンベ交換作業を実施する。
高圧窒素ガスボンベの交換作業は，想定される重大事故等が発生した場合において，原子炉建屋原子炉棟の環境条件（被ばく影響等）を考慮の上，原子炉建屋原子炉棟にて作業可能な設計とする。

高圧窒素ガスボンベの交換を行う作業場所は，十分な作業空間を確保する。

3.3-56

高圧窒素ガスボンベの交換操作は，一般的に用いられる工具（スパナ等）及び専用工具（ボンベ開閉ハンドル（ボンベコック操作用））
を用いて，確実に作業ができる設計とし，操作用工具は，作業場所である原子炉建屋原子炉棟の近傍，アクセスルートの近傍，又は中央制
御室内に保管することとする。

また，高圧窒素ガスボンベの高圧窒素ガス供給系（非常用）への接
続は，袋ナットによる専用の接続方式により，確実に接続が可能な設計とする。

高圧窒素ガスボンベは，人力又はボンベ運搬台車による移動ができるとともに，必要により設置場所である原子炉建屋原子炉棟内にてボンベラックによる固縛等により転倒対策が可能な設計とする。
（46-3-5，46-4-3）

第3.3-19表

操作対象機器

機器名称

状態の変化

操作場所

高圧窒素ガスボンベ

予備品と交換

原子炉建屋原子炉棟

(3)

操作方法
交換作業

試験及び検査（設置許可基準規則第43条第1項三）
(ⅰ)

要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。

3.3-57

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

高圧窒素ガス供給系（非常用）は，第3.3-20表に示すように停止中に機能・性能検査，運転中に高圧窒素ガスボンベの外観検査が可能とし，機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
また，高圧窒素ガスボンベは，規定圧力の確認及び外観の確認が可能な設計とする。

第3.3-20表
原子炉の状態

高圧窒素ガス供給系（非常用）の試験・検査
項目

内容

停止中

機能・性能検査

漏えいの確認
供給圧力の確認
高圧ガスボンベ供給弁の動作確認

運転中

外観検査

高圧窒素ガスボンベ外観の確認
規定圧力の確認

高圧窒素ガス供給系（非常用）は，停止中に行う機能・性能検査として，高圧窒素ガスボンベから高圧窒素ガスを供給することで，高圧窒素ガス供給系（非常用）の系統圧力の確認を行うことが可能な設計とする。また，自動減圧機能用アキュムレータの圧力が低下した場合に，高圧ガスボンベ供給弁が開動作することを確認できる設計とする。

高圧窒素ガスボンベは，運転中に行う外観検査として，目視により性能に影響を及ぼすおそれのある傷，割れ等がないことについて確認

3.3-58

を行えるとともに，高圧窒素ガス供給系（非常用）の圧力指示計により規定圧力の確認を行うことが可能な設計とする。
（46-5-10）(4)

切り替えの容易性（設置許可基準規則第43条第1項四）
(ⅰ)

要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

高圧窒素ガス供給系（非常用）は，本来の用途以外の用途として使用するための切り替えが不要であり，高圧窒素ガス供給系（非常用）の使用に当たり切り替えせずに使用できる設計とする。

高圧窒素ガスボンベの交換は，交換を行うために必要な弁を設け，第3.3-6図で示すタイムチャートで示すとおり速やかに交換が可能な設計とする。なお，高圧窒素ガスボンベの交換を行うために要する作
業時間は，281分程度を想定する。
（46-3-5，46-4-3）

3.3-59

第 3.3-6 図

逃がし安全弁機能回復（代替窒素供給）高圧窒素ガスボンベに
よる逃がし安全弁駆動源確保 タイムチャート ＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての1.3で示すタイムチャート(5)

悪影響の防止（設置許可基準規則第43条第1項五）
(ⅰ)

要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。
高圧窒素ガス供給系（非常用）は，自動減圧機能用アキュムレータ
の圧力が低下した場合に，自動的に高圧ガスボンベ供給弁が開となることで，通常時の系統構成から重大事故等対処設備としての系統構成に切り替わる設計とする。
（46-4-3）

3.3-60(6)

設置場所（設置許可基準規則第43条第1項六）
(ⅰ)

要求事項
想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

高圧窒素ガス供給系（非常用）は，高圧ガスボンベ供給弁が開とな
り，自動減圧機能用アキュムレータに窒素が供給されていることを中央制御室から確認可能な設計とする。また，原子炉建屋原子炉棟において，高圧窒素ガス供給系（非常用）の圧力指示計により，自動減圧機能用アキュムレータへの供給圧力が規定圧力以上であることを確認可能な設計する。
高圧窒素ガスボンベの交換に伴う弁操作は，線源からの離隔距離により放射線量が高くなるおそれの少ない原子炉建屋原子炉棟内の設置場所で操作可能な設計とする。
（46-3-5）

3.3-61

3.3.2.4.4(1)

設置許可基準規則第43条第3項への適合状況

容量（設置許可基準規則第43条第3項一）
(ⅰ)

要求事項
想定される重大事故等の収束に必要な容量に加え，十分に余裕のある容量を有するものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.2

容量等」に示す。

高圧窒素ガス供給系（非常用）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であるアキュムレータ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格納容器の破損を防止するため，逃がし安全弁（自動減圧機能）を作動させ，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧することができる窒素ガス供給量を有する設計とする。
負荷に直接接続する可搬型設備である高圧窒素ガスボンベの個数は，必要となる容量を有する個数の1セットに加え，故障時のバックアップ及び保守点検による待機除外時のバックアップを1セット確保する
ことで基準に適合させる。
（46-6-5〜7）(2)

確実な接続（設置許可基準規則第43条第3項二）
(ⅰ)

要求事項
常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。）と接続するものにあっては，当該常設設備と容易かつ確実に接3.3-62

続することができ，かつ，二以上の系統又は発電用原子炉施設が相互に使用することができるよう，接続部の規格の統一その他の適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

高圧窒素ガスボンベは，高圧窒素ガス供給系（非常用）への接続にあたって，専用の接続方式として袋ナットを使用し，一般的に用いられる工具（スパナ等）を用いて容易かつ確実に接続できる設計とする。
また，操作用工具は，作業場所である原子炉建屋原子炉棟の近傍，アクセスルートの近傍，又は中央制御室内に保管することとする。
（46-4-3）(3)

複数の接続口（設置許可基準規則第43条第3項三）
(ⅰ)

要求事項
常設設備と接続するものにあっては，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外から水又は電力を供給するものに限る。）の接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設けるものであること。

3.3-63

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

高圧窒素ガスボンベは，原子炉建屋の外から水又は電気を供給する設備ではく，原子炉建屋原子炉棟内で接続作業を行うことから対象外とする。
（46-3-5）(4)

設置場所（設置許可基準規則第43条第3項四）
(ⅰ)

要求事項
想定される重大事故等が発生した場合において可搬型重大事故等対処設備を設置場所に据え付け，及び常設設備と接続することができる
よう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所
への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

高圧窒素ガスボンベは，線源からの離隔距離により放射線量が高くなるおそれの少ない原子炉建屋原子炉棟内の設置場所で，想定される重大事故等が発生した場合においても，高圧窒素ガスボンベの予備品との交換，及び常設接続口との接続が可能な設計とする。
（46-3-5）

3.3-64

(5)保管場所（設置許可基準規則第43条第3項五）
(ⅰ)

要求事項
地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管すること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

高圧窒素ガスボンベ及び予備の高圧窒素ガスボンベは，地震，津波，
その他の外部事象による損傷の防止が図られた原子炉建屋原子炉棟内に保管する。また，設計基準事故対処設備である多重化された自動減圧機能用アキュムレータと格納容器内外で可能な限り位置的分散を図り，複数箇所に保管する。
（46-8-2）(6)

アクセスルートの確保（設置許可基準規則第43条第3項六）
(ⅰ)

要求事項
想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，工場等
内の道路及び通路が確保できるよう，適切な措置を講じたものであること。

3.3-65

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

高圧窒素ガスボンベの運搬経路は，地震，津波，その他の外部事象による損傷の防止が図られた原子炉建屋原子炉棟内に確保する。

なお，溢水等に対しては，アクセスルートでの被ばくを考慮した放射線防護具を着用することとし，運用については，「技術的能力説明
資料1.0重大事故等対策における共通事項」に，火災防護については，「2.2火災による損傷の防止（設置許可基準規則第41条に対する設計方針を示す章）」に示す。
（46-9-2〜7）(7)

設計基準事故対処設備及び常設重大事故等防止設備との多様性（設置許可基準規則第43条第3項七）
(ⅰ)

要求事項
重大事故防止設備のうち可搬型のものは，共通要因によって，設計基準事故対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設重大事故防止設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。

3.3-66

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

高圧窒素ガスボンベは，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた原子炉建屋原子炉棟に設置し，設計基準事故対処設備である多重化されたアキュムレータと同時に機能を損なうおそれがないように，可能な限り設計基準事故対処設備であるアキュムレータと多様性又は多重性，位置的分散を図る設計とする。
（46-3-5，6，46-4-3，46-8-2）

第3.3-21表
項目
減圧用の弁

多様性又は多重性，位置的分散

設計基準事故対処設備

重大事故等対処設備

アキュムレータ

高圧窒素ガスボンベ

逃がし安全弁

逃がし安全弁（自動減圧機能）

18個

7個 ＊

格納容器内
駆動用窒素供給源

自動減圧機能用
アキュムレータ

高圧窒素ガスボンベ

7個

10個（予備10個）

逃がし弁機能用
アキュムレータ

−

18個

−

格納容器内

原子炉建屋原子炉棟内＊：設計基準事故対処設備である逃がし安全弁18個のうち，重大事故等対処設備として逃がし安全弁（自動減圧機能）7個を兼用するが，多重化することにより同時に機能を損なうことを防止する。

3.3-67

3.3.3

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

3.3.3.1
3.3.3.1.1

インターフェイスシステムＬＯＣＡ隔離弁
設備概要

インターフェイスシステムＬＯＣＡ隔離弁である，残留熱除去系A系及びB
系注入弁は，インターフェイスＬＯＣＡ発箇所の隔離によって，格納容器外への原子炉冷却材放出を防止する目的として設置するものである。
本設備は，原子炉冷却材圧力バウンダリと接続された系統であり，プラン
ト運転中に接続箇所の電動弁開閉試験を実施する残留熱除去系の原子炉圧力容器注入ラインに，それぞれ1台の構成とする。
インターフェイスシステムＬＯＣＡは，隔離弁の隔離失敗により低圧設計
部分が異常に加圧されることで発生するが，逃がし安全弁による原子炉減圧により原子炉冷却材漏えいの抑制を継続し，現場操作による隔離弁の全閉操作を実施することで，破断が発生した系統を隔離する設計とする。
なお，逃がし安全弁による原子炉の減圧は，隔離弁の隔離操作が完了するまで継続する。

本設備の系統概要図を第3.3-7図に，重大事故等対処設備（設計基準拡張）
一覧を第3.3-22表に示す。
本系統は設計基準対象施設であるが，想定される重大事故等時においてその機能を期待するため，重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置付ける。

3.3-68

隔離操作弁

第 3.3-7 図

インターフェイスシステムＬＯＣＡ隔離弁
3.3-69系統概要図

第3.3-22表

インターフェイスシステムＬＯＣＡ隔離弁に関する重大事故等対処設備

設備区分

3.3.3.1.2

設備名

主要設備

残留熱除去系A系注入弁【常設】残留熱除去系B系注入弁【常設】

付属設備

−

電源設備

−

計装設備

−

主要設備の仕様

主要設備の仕様を以下に示す。
(1)

(2)

残留熱除去系系A系注入弁
最高使用圧力：87.9kg／cm2

最高使用温度

：

302℃

個数

：

1

取付箇所

：

原子炉建屋原子炉棟 3階

残留熱除去系系B系注入弁
最高使用圧力：87.9kg／cm2

最高使用温度

：

302℃

個数

：

1

取付箇所

：

原子炉建屋原子炉棟 3階3.3.3.1.3

設置許可基準規則第43条への適合状況

インターフェイスシステムＬＯＣＡ隔離弁は，想定される重大事故等時に重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用するため，「2.3重大事

故対処設備に関する基本方針」のうち，多様性，位置的分散を除く設計方針を適用して設計を行う。
3.3-70インターフェイスシステムＬＯＣＡ隔離弁については，設計基準対象施設として使用する場合と同様の系統構成で重大事故等においても使用するため，他の施設に悪影響を及ぼさない設計である。
基本設計については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

インターフェイスシステムＬＯＣＡ隔離弁については，原子炉建屋原子炉棟内に設置される設備であることから，想定される重大事故等が発生した場
合における原子炉建屋原子炉棟内の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，第3.3-23表に示す設計である。

3.3-71

第3.3-23表

想定する環境条件

環境条件

対応

温 度 ， 圧 力 ， 湿 度 ， 設置場所である原子炉建屋原子炉棟内で想定され
放射線る温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による影響

屋外に設置するものではないため，天候による影
響は受けない。

海 水 を 通 水 す る 系 統 海水を通水することはない。
への影響
地震

適切な地震荷重との組合せを考慮した上で，機器が損傷しない設計とする（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）。

風（台風），竜巻， 原子炉建屋原子炉棟内に設置するため，風（台積雪，火山の影響風），竜巻，積雪及び火山の影響を受けない。
電磁的障害

重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

また，インターフェイスシステムＬＯＣＡ隔離弁は，設置場所である原子
炉建屋原子炉棟内にて手動で操作可能な設計であり，操作位置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。
基本方針については「2.3.3

環境条件等」に示す。

インターフェイスシステムＬＯＣＡ隔離弁は，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等においても使用する設計である。また，インターフェイスシステムＬＯＣＡ隔離弁については，発電用原子炉の運転中に機能・性能検査を，また，停止中に分解検査を実施可能な設計である。
基本方針につては「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

3.3-72

3.4

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備【47条】【設置許可基準規則】（原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設
備）
第四十七条

発電用原子炉施設には，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必要な設備を設けなければな
らない。
（解釈）
１

第47条に規定する「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必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。

（1）

重大事故防止設備ａ）可搬型重大事故防止設備を配備すること。
ｂ）炉心の著しい損傷に至るまでの時間的余裕のない場合に対応するため，常設重大事故防止設備を設置すること。
ｃ）上記a）及びb）の重大事故防止設備は，設計基準事故対処設備に対して，多様性及び独立性を有し，位置的分散を図ること。

3.4-1

3.4

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設

備
3.4.1

設置許可基準規則第47条への適合方針

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である残留熱除去系（低圧注水系及び原子炉停止時冷却系）及び低圧炉心スプレイ系が有する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格納容器の破損を防止するため，原子炉の冷却（注水）に必要な重大事故等対処設備として，低圧代替注水系（常設）及び低圧代替注水系（可搬型）を設置及び保管する。また，重大事故発生時にその機能を考慮するため，残留熱除去系（低圧注水系及び原子炉停止時冷却系）及び低圧炉心スプレイ系を重大事故等対処設備（設計基準拡張）として位置付ける。

（1）低圧代替注水系（可搬型）による原子炉への注水（設置許可基準規則解
釈の第1項（１）ａ））
設計基準事故対処設備である残留熱除去系ポンプ及び低圧炉心スプレイ
系ポンプが有する原子炉の冷却機能が喪失した場合において，炉心の著しい損傷及び格納容器の破損を防止するため，重大事故等対処設備として低圧代替注水系（可搬型）を設ける。
低圧代替注水系（可搬型）は，津波の影響を受けない高台の西側及び南側の可搬型重大事故等対処設備保管場所（以下「西側及び南側保管場所」という。）に保管した可搬型代替注水大型ポンプを必要な場所に移動して使用し，残留熱除去系（低圧注水系及び原子炉停止時冷却系）及び低圧炉
心スプレイ系の水源であるサプレッション・プールとは異なる水源（代替淡水貯槽）より原子炉圧力容器へ注水する設計とする。

3.4-2

（2）低圧代替注水系（常設）による原子炉への注水（設置許可基準規則解釈の第1項（１）ｂ））
設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水系及び原子炉停止
時冷却系）及び低圧炉心スプレイ系が有する原子炉の冷却機能が喪失した
場合において，炉心の著しい損傷に至るまでの時間的余裕がない場合に，炉心の著しい損傷及び格納容器の破損を防止するため，重大事故等対処設
備として低圧代替注水系（常設）を設ける。
低圧代替注水系（常設）は，常設低圧代替注水系格納槽に設置する常設
低圧代替注水系ポンプを用い，残留熱除去系（低圧注水系及び原子炉停止
時冷却系）及び低圧炉心スプレイ系の水源であるサプレッション・プールとは異なる代替淡水貯槽を水源として原子炉圧力容器へ注水する設計とする。

（3）設計基準事故対処設備に対する多様性及び独立性，位置的分散の確保（設置許可基準規則解釈の第1項（１）ｃ））
上記（1）及び（2）の重大事故等対処設備である低圧代替注水系（常設）及び低圧代替注水系（可搬型）は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水系及び原子炉停止時冷却系）及び低圧炉心スプレイ系
に対し，異なるポンプ（常設低圧代替注水系ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプ），駆動源（常設代替交流電源設備，エンジン駆動）及び冷却源（冷却不要）を用いることで多様性を有する設計とする。また，地震，津波，火災及び溢水が共通要因となり機能喪失しないよう独立性を有する設計とする。また，低圧代替注水系（常設）の常設低圧代替注水系ポンプ
は，常設低圧代替注水系格納槽内に，駆動源の常設代替交流電源設備をそ
3.4-3

れぞれ屋外に設置することで，残留熱除去系（低圧注水系及び原子炉停止
時冷却系）及び低圧炉心スプレイ系に対し，位置的分散を図る設計とする。低圧代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水大型ポンプについては，可搬型設備保管場所に保管し，使用時は，屋外から原子炉建屋の異なる面の隣接しない位置にある接続口に接続可能な設計とし，残留熱除去系（低圧注水系及び原子炉停止時冷却系）及び低圧炉心スプレイ系に対し，位置的分散を図る設計とする。

なお，多様性及び独立性，位置的分散については3.4.2.1.3 項，
3.4.2.2.3項及び3.4.2.3.3項に詳細を示す。

その他，設計基準事故対処設備であるが，想定される重大事故等発生時において使用可能である場合は，以下の設備を重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する。

（4）残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉への注水
残留熱除去系（低圧注水系）は，冷却材喪失事故時において，低圧炉
心スプレイ系，高圧炉心スプレイ系及び自動減圧系と連携して炉心を冷却する機能を有する。
本系統は，サプレッション・プールを水源とし，残留熱除去系ポンプにて，残留熱除去系熱交換器を介して原子炉圧力容器へ注水する。

（5）残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉の冷却残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）は，原子炉停止後の炉心崩壊熱
及び残留熱（原子炉圧力容器・配管及び冷却材中の保有熱）を除去して，
3.4-4

原子炉を冷却する機能を有する。
本系統は，原子炉圧力容器を水源とし，残留熱除去系ポンプを用い，残留熱除去系熱交換器で冷却した炉水を原子炉圧力容器に戻すことにより原子炉を冷却する。

（6）低圧炉心スプレイ系による原子炉への注水
低圧炉心スプレイ系は，原子炉圧力が急激に低下する大破断事故時に，残留熱除去系（低圧注水系及び原子炉停止時冷却系）及び高圧炉心スプレ
イ系と連携して炉心を上部からスプレイ冷却する機能を有する。

また，原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に原子炉を冷却するための自主対策設備として以下を整備する。

(7) 代替循環冷却系を用いた代替低圧注水
設計基準事故対処設備である，残留熱除去系ポンプ及び低圧炉心スプレ
イ系ポンプが有する原子炉の冷却機能が喪失した場合の自主対策設備として代替循環冷却系を設ける。容量としては，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には十分ではない場合があるが，崩壊熱除去相当の注水が可能である。
本系統は，サプレッション・プールを水源とし，原子炉建屋原子炉棟に設置された代替循環冷却系ポンプを用い，残留熱除去系熱交換器で冷却されたサプレッション・プール水を原子炉圧力容器に注水する設計とする。
残留熱除去系熱交換器の冷却用海水は，緊急用海水ポンプ又は残留熱除去系海水ポンプにより送水するものとし，緊急用海水ポンプは，水源である海から，非常用取水設備であるＳＡ用海水ピット取水塔，海水引込み管
3.4-5

及びＳＡ用海水ピットを通じて引き込む海水を使用する設計とする。残留
熱除去系海水ポンプは，水源である海から，取水路を通じて海水を取水するものとし，津波時の引き波を考慮し貯留堰を設ける。
なお，代替循環冷却系，緊急用海水ポンプ及び非常用取水設備については「3.原子炉格納容器内の過圧破損を防止するための設備（設置許可基準
規則第50条に対する設計方針を示す章）」で示す。

（8）消火系を用いた代替低圧注水
設計基準事故対処設備である，残留熱除去系ポンプ及び低圧炉心スプ
レイ系ポンプが機能喪失し，残留熱除去系注入ライン（Ａ），（Ｃ）又は低圧炉心スプレイ系注入ラインの機能が喪失した場合においても低圧注水を可能とするために，自主対策設備として，消火系ポンプ，消火系
配管及び残留熱除去系（Ｂ）配管を用いた原子炉注水手段を整備している。
本系統は，耐震Ｓクラス設計ではないが，残留熱除去系（低圧注水系
及び原子炉停止時冷却系），低圧炉心スプレイ系，低圧代替注水系（常設）及び低圧代替注水系（可搬型）とは異なる淡水タンク（ろ過水タン
ク及び多目的タンク）を水源とし，ディーゼル駆動消火ポンプ又は電動駆動消火ポンプにて原子炉圧力容器へ注水する。

（9）補給水系を用いた代替低圧注水
設計基準事故対処設備である残留熱除去系ポンプ及び低圧炉心スプレ
イ系ポンプが機能喪失し，残留熱除去系注入ライン（Ａ），（Ｃ）又は低圧炉心スプレイ系注入ラインの機能が喪失した場合においても低圧注
水可能とするために，自主対策設備として復水移送ポンプ，消火系配管
3.4-6

及び残留熱除去系（Ｂ）配管を用いた原子炉注水手段を整備している。
本系統は，耐震Ｓクラス設計ではないが，残留熱除去系（低圧注水系
及び原子炉停止時冷却系），低圧炉心スプレイ系，低圧代替注水系（常設）及び低圧代替注水系（可搬型）とは異なる復水貯蔵タンクを水源とし，復水移送ポンプにて原子炉圧力容器へ注水する。

また，技術的能力審査基準への適合のため，復旧手段として以下を整備する。

（10）復旧手段
設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水系及び原子炉停止時冷却系）及び低圧炉心スプレイ系が全交流動力電源喪失により起動できない場合には，常設代替交流電源設備を用い，Ｍ／Ｃ ２Ｃ又はＭ／
Ｃ ２Ｄへ電源を供給することで，残留熱除去系（低圧注水系及び原子炉停止時冷却系）及び低圧炉心スプレイ系を復旧する手順を整備する。
なお，電源設備については「3.14電源設備（設置許可基準規則第57条
に対する設計方針を示す章）」で示す。

また，技術的能力審査基準への適合のため，溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の対応設備として，以下を整備する。

（11）低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却
炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，原子炉圧力容器内に溶融炉心が残存する場合には，低圧代替注水系（常設）の常設低圧代替注
水系ポンプにて，代替淡水貯槽を水源として原子炉圧力容器に注水するこ
3.4-7

とにより残存溶融炉心を冷却する。

（12）低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却
炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，原子炉圧力容器内に溶融炉心が残存する場合には，低圧代替注水系（可搬型）の可搬型代替注
水大型ポンプにて，代替淡水貯槽を水源として原子炉圧力容器に注水する
ことにより残存溶融炉心を冷却する。

（13）代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却
炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，原子炉圧力容器内に溶融炉心が残存する場合には，代替循環冷却系ポンプにて，サプレッ
ション・プール水を原子炉圧力容器に注水することにより，残存溶融炉
心を冷却する。使用する系統については，「(7) 代替循環冷却系を用いた代替低圧注水」で示す。
なお，代替循環冷却系については「3.7原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備（設置許可基準規則第50条に対する設計方針を示す章）」で示す。

また，溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の自主対策設備として，以下を整備する。

（14）消火系による残存溶融炉心の冷却
炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，原子炉圧力容器内に溶融炉心が残存する場合，耐震Ｓクラス設計ではないが，消火系のディー
ゼル駆動消火ポンプ又は電動駆動消火ポンプにて，ろ過水タンク及び多目
3.4-8

的タンクの水を原子炉圧力容器に注水することにより残存溶融炉心を冷却する。

（15）補給水系による残存溶融炉心の冷却
炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，原子炉圧力容器内に溶融炉心が残存する場合，耐震Ｓクラス設計ではないが，補給水系の復水移送ポンプにて，復水貯蔵タンクの水を原子炉圧力容器に注水することにより残存溶融炉心を冷却する。

3.4-9

3.4.2

重大事故防止設備

3.4.2.1
3.4.2.1.1

低圧代替注水系（常設）
設備概要

低圧代替注水系（常設）は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水系及び原子炉停止時冷却系）及び低圧炉心スプレイ系の有する原子炉の冷却機能が喪失した場合に，この機能を代替し，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，原子炉を冷却することを目的として設置するものである。
本系統は，常設低圧代替注水系ポンプ，水源である代替淡水貯槽，流路である低圧代替注水系配管・弁，残留熱除去系（Ｃ）配管・弁，常設代替交流
電源設備である常設代替高圧電源装置，緊急用Ｍ／Ｃ，緊急用Ｐ／Ｃ及び注
水先である原子炉圧力容器等から構成される。
重大事故等発生時においては，代替淡水貯槽を水源とし，常設低圧代替注
水系ポンプ2個の起動及び系統構成（電動弁操作）を中央制御室のスイッチ操作により行い，残留熱除去系（Ｃ）配管を経由して原子炉圧力容器へ注水することで炉心を冷却する機能を有する。
本系統に属する重大事故等対処設備を第3.4-1表に，本系統全体の概要図を第3.4-1図に示す。

常設低圧代替注水系ポンプの電源は，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置より緊急用Ｍ／Ｃ及び緊急用Ｐ／Ｃ母線を経由して給電できる設計とする。

3.4-10水源である代替淡水貯槽は，水位が低下した場合，可搬型代替注水大型ポンプを用いて，複数の淡水源（淡水貯水池Ａ，Ｂ）より補給可能な設計とする。また，海より代替淡水貯槽へ補給可能な設計とする。

3.4-11

：主要設備：流路

第 3.4-1 図

低圧代替注水系（常設）系統概略図

3.4-12

第 3.4-1 表

低圧代替注水系（常設）に関する重大事故等対処設備一覧

設備区分

設備名
常設低圧代替注水系ポンプ【常設】主要設備

代替淡水貯槽【常設】

附属設備

−

水源 ＊１

−
低圧代替注水系配管・弁【常設】流路

残留熱除去系（Ｃ）配管・弁【常設】

注水先

原子炉圧力容器【常設】常設代替交流電源設備
常設代替高圧電源装置【常設】

電源設備

＊２

（燃料補給設関連設備 備含む）

軽油貯蔵タンク[常設]常設代替交流電源設備用燃料移送ポンプ【常設】緊急用Ｍ／Ｃ【常設】緊急用Ｐ／Ｃ【常設】緊急用電源切替盤【常設】原子炉水位（広帯域）【常設】原子炉水位（燃料域）【常設】原子炉水位（ＳＡ広帯域）【常設】原子炉水位（ＳＡ燃料域）【常設】

計装設備

＊３

原子炉圧力【常設】原子炉圧力（ＳＡ）【常設】低圧代替注水系原子炉注水流量【常設】代替淡水貯槽水位【常設】常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力【常設】＊1: 水源への補給に必要となる設備については，「3.13重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第56条に対する設計方針を示す章）」
で示す。
＊2: 電源設備については，「3.14電源設備（設置許可基準規則第57条に対する設計方針を示す章）」で示す。
＊3：主要設備を用いた炉心損傷防止及び原子炉格納容器破損防止対策を成功させるために把握することが必要な原子炉施設の状態。なお，計測制御設備については「3.15計装設備（設置許可基準規則第58条に対する設計方針を示す章）」
で示す。

3.4-133.4.2.1.2

主要設備の仕様

主要機器の仕様を以下に示す。
（1）常設低圧代替注水系ポンプ兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設
備・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
種

類

：ターボ形

容

量

：約200m ３ ／h／個

全揚程

：約200m

最高使用圧力：3.5MPa[gage]

最高使用温度

：66℃

個

：2

数

取付箇所

：常設低圧代替注水系格納槽内

電動機出力：190kW／個（2）代替淡水貯槽
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備
3.4-14

基

数

：1

容

量

：約5,000m ３

取付箇所：常設低圧代替注水系格納槽内

3.4-15

3.4.2.1.3

低圧代替注水系（常設）の多様性及び独立性，位置的分散

低圧代替注水系（常設）は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水系及び原子炉停止時冷却系）及び低圧炉心スプレイ系と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，第3.4-2表で示すとおり多様性及び位置的分散を図る設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプは，常設低圧代替注水系格納槽内に設置することで，原子炉建屋原子炉棟内に設置する残留熱除去系ポンプ及び低圧炉
心スプレイ系ポンプと位置的分散を図る設計とする。
電源である常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置）は，屋外に設置することで，原子炉建屋附属棟内に設置された非常用ディーゼル発電機と位置的分散を図る設計とする。また，原子炉建屋原子炉棟内に設置する残留熱除去系熱交換器及び屋外に設置する残留熱除去系海水ポンプについても，常設低圧代替注水系ポンプ及び代替淡水貯槽を常設低圧代替注水
系格納槽内に設置することで位置的分散を図る設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプのサポート系として，冷却水は不要とすることで，設計基準事故対処設備である残留熱除去系ポンプ及び低圧炉心スプ
レイ系ポンプの冷却水（残留熱除去系海水系）と同時に機能喪失しない設計とする。
電源については，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置か
らの独立した電源ラインから供給することで，設計基準事故対処設備である残留熱除去系ポンプ及び低圧炉心スプレイ系ポンプの電源（非常用ディーゼル発電機）に対し多様性を持たせた設計とする。
水源については，常設低圧代替注水系格納槽内に設置する代替淡水貯槽を使用することで，設計基準事故対処設備である残留熱除去ポンプ及び低圧炉心スプレイ系ポンプの水源である，原子炉建屋原子炉棟内のサプレッ
3.4-16

ション・プールに対し多様性を持たせた設計とする。なお，電動弁については，駆動部に設けるハンドルにて手動操作も可能な設計とすることで，電動駆動に対し多様性を持たせた設計とする。
また，低圧代替注水系（常設）は，第3.4-3表 で示すとおり，地震，津波，火災及び溢水による共通要因故障を防止するために，独立性を確保す
る設計とする。
流路を構成する配管等の静的機器については，残留熱除去系注入弁及び残留熱除去系注入ライン（原子炉から低圧代替注水系につながる配管との分岐まで）を除く範囲で，可能な限り分離配置する設計とする。

3.4-17

第 3.4-2 表

多様性及び位置的分散

設計基準事故対処設備
項目

低圧炉心
スプレイ系

残留熱除去系（低圧注水系及び原
子炉停止時冷却系）

重大事故防止設備
低圧代替注水系（常設）

低圧炉心

残留熱除去系

常設低圧代替注水系

スプレイ系ポンプ

ポンプ

ポンプ

ポンプ
原子炉建屋原子炉棟地下２階

サプレッション・プール

常設低圧代替注水系
格納槽
代替淡水貯槽水源
原子炉建屋原子炉棟地下２階
駆動用空気

常設低圧代替注水系
格納槽

不要

不要

潤滑油

不要（内包油）不要

冷却水

残留熱除去系海水系

不要

非常用ディーゼル発電機
駆動電源
原子炉建屋附属棟地下１階

3.4-18常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置）
屋外

第 3.4-3 表

設計基準事故対処設備との独立性

設計基準事故対処設備
項目

低圧炉心
スプレイ系

重大事故防止設備

残留熱除去系（低圧注水系及び原子炉停

低圧代替注水系（常設）

止時冷却系）

設計基準事故対処設備の残留熱除去系（低圧注水系及び原子炉停止
時冷却系）及び低圧炉心スプレイ系は耐震Ｓクラス設計とし，重大事
地震故防止設備である低圧代替注水系（常設）は基準地震動Ｓｓで機能維持できる設計とすることで，基準地震動Ｓｓが共通要因となり故障することのない設計とする。
設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水系及び原子炉停止時冷却系）及び低圧炉心スプレイ系は防潮堤及び浸水防止設備の共通要因故障津波設置により，重大事故防止設備である常設低圧代替注水系は，防潮堤及び浸水防止設備の設置に加え，水密構造の地下格納槽に設置することで，津波が共通要因となって故障することのない設計とする。
設計基準事故対処設備の残留熱除去系（低圧注水系及び原子炉停止
時冷却系）及び低圧炉心スプレイ系と，重大事故防止設備である低圧

火災

代替注水系（常設）は，火災が共通要因となり故障することのない設計とする（「共-7 重大事故等対処設備の内部火災に対する防護方針について」に示す）。
設計基準事故対処設備の残留熱除去系（低圧注水系及び原子炉停止
時冷却系）及び低圧炉心スプレイ系と，重大事故防止設備である低圧溢水

代替注水系（常設）は，溢水が共通要因となり故障することのない設計とする（「共-8 重大事故等対処設備の内部溢水に対する防護方針について」に示す）。

3.4-19

3.4.2.1.4

設置許可基準規則第43条への適合方針

3.4.2.1.4.1（1）

設置許可基準規則第43条第1項への適合方針

環境条件（設置許可基準規則第43条第1項一）

（ⅰ）

要求事項
想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。

（ⅱ）

適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。

低圧代替注水系（常設）の常設低圧代替注水系ポンプは，常設低圧代
替注水系格納槽に設置している設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，常設低圧代替注水系格納槽の環境条件を考慮し，以下の第3.4-4表に示す設計とする。

（47-3-1）

3.4-20第 3.4-4 表

想定する環境条件

考慮する環境条件

温度，圧力，湿度，放射線

屋外の天候による影響

対応
設置場所である常設低圧代替注水系格納槽で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件に耐えられる性能を確認した
機器を使用する。
屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
淡水だけでなく海水も使用する（常時海水を通水しない）。

海水を通水する系統へ 原子炉圧力容器への注水は，可能な限り淡水源を優先し，海の影響

水通水は短期間とすることで，設備への影響を考慮した設計とする。
適切な地震荷重との組合せを考慮したうえで，機器の損傷等

地震の影響を考慮した設計とする。（詳細は「2.1.2

耐震設計の基本方針」に示す。）
風（台風），竜巻，積 常設低圧代替注水系格納槽に設置するため，風（台風），竜雪，火山の影響

電磁的障害

巻，積雪及び火山の影響を受けない。
重大事故等が発生した場合においても電磁波による影響を考慮した設計とする。

3.4-21

（2）

操作性（設置許可基準規則第43条第1項二）

（ⅰ）

要求事項
想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるもの

であること。

（ⅱ）

適合性

基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

常設低圧代替注水系ポンプ及び代替淡水貯槽を使用し原子炉の冷却を行う系統は，重大事故等発生時，通常待機時の系統から弁操作等にて速やかに切替えができる設計とする。常設低圧代替注水系ポンプ及び電動弁は，中央制御室の制御盤の操作スイッチで操作が可能な設計とする。
低圧代替注水系（常設）を運転する場合は，中央制御室の緊急用電源切替盤にて，電源を常設代替交流電源設備からの受電に切り替え，中央制御室からのスイッチ操作で常設低圧代替注水系ポンプを起動し，代替淡水貯槽への循環運転状態とする。その後，中央制御室からのスイッチ操作で，原子炉注水弁，原子炉圧力容器注水流量調整弁及び残留熱除去
系注入弁（Ｃ）を開とし原子炉への注水を行う設計とする。
低圧代替注水系（常設）の操作に必要なポンプ及び弁を第3.4-5表に示す。
常設低圧代替注水系ポンプの起動・停止・運転状態及び弁の開閉状態については，中央制御室の表示灯・操作画面等で視認可能な設計とし，中央制御室における監視又は試験・検査等にて確認可能な設計とする。
また，中央制御室のスイッチ操作に当たり，運転員等のアクセス性及び3.4-22

操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，操作スイッチは，機器の名称等を表示した銘板の取付け又は操作画面の表示等により，運転員の操作性及び監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。
（47-3-3〜6，47-4-1〜2）

第 3.4-5 表
機器名称

操作対象機器

状態の変化

操作方法

操作場所

常設低圧代替注水系ポンプ（Ａ） 起動停止

スイッチ操作中央制御室

常設低圧代替注水系ポンプ（Ｂ） 起動停止

スイッチ操作

中央制御室

緊急用電源切替盤

受電元の切替え 切替操作

中央制御室

原子炉注水弁弁閉→弁開スイッチ操作

中央制御室

原子炉圧力容器注水流量調整弁

弁閉→調整

スイッチ操作中央制御室

残留熱除去系注入弁（Ｃ）

弁閉→弁開

スイッチ操作

中央制御室

3.4-23（3）試験・検査（設置許可基準規則第43条第1項三）

（ⅰ）

要求事項
健全性及び能力を確認するため，原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。

（ⅱ）

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

低圧代替注水系（常設）の常設低圧代替注水系ポンプは，他系統と独立した試験系統により，第3.4-6表に示すように，原子炉運転中に機能・性能検査，弁動作確認を，また，原子炉停止中に機能・性能検査，
弁動作確認及び分解検査を実施可能な設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプは，分解検査として，原子炉停止中にケー
シングカバーを取り外して，ポンプ部品（主軸，軸受，羽根車等）の状態を確認する分解検査が可能な設計とする。弁については，分解検査として弁体等の部品の状態を確認可能な設計とする。分解検査においては，浸透探傷試験により，性能に影響を及ぼす指示模様の有無を確認する。また，目視により，性能に影響を及ぼすおそれのあるき裂，打こん，変形及び摩耗の有無を確認する。
また，常設低圧代替注水系ポンプは，吐出配管にテストラインを設
け，原子炉運転中または原子炉停止中に，機能・性能検査として，代替淡水貯槽を水源とした循環運転を行うことで，ポンプの吐出圧力・流量の確認に加え，運転時の振動，異音，異臭及び漏えいの確認が可能な設計とする。弁については，原子炉運転中又は原子炉停止中に弁動作確認
3.4-24

を実施することで弁開閉動作の確認が可能な設計とする。ポンプ及び系
統配管・弁については，機能・性能検査等に合わせて外観の確認が可能な設計とする。

第 3.4-6 表
原子炉の状態

低圧代替注水系（常設）の試験・検査
項目

機能・性能検査
運転中
弁動作確認
機能・性能検査
停止中

弁動作確認
分解検査

内容
ポンプ運転性能，ポンプ及び系統配管・弁の漏えい確認，外観の確認
弁開閉動作の確認
ポンプ運転性能，ポンプ及び系統配管・弁の漏えい確認，外観の確認
弁開閉動作の確認
ポンプまたは弁の部品の表面状態について浸透探傷試験及び目視により確認（47-5-1,2）

3.4-25

（4）切替えの容易性（設置許可基準規則第43条第1項四）

（ⅰ）

要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設

備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。

（ⅱ）

適合性

基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

低圧代替注水系（常設）は，設計基準事故対処設備である残留熱除去
系（Ｃ）配管と一部配管を共用していることから，重大事故等に対処するために系統構成を切り替える必要がある。なお，切替え操作は，「（2）操作性」に記載する内容と同じである。
系統の切替えに必要な弁は，中央制御室から遠隔操作する設計とする
ことで，低圧代替注水が必要となるまでの間に，第3.4-2図で示すタイ
ムチャートのとおり速やかに切り替えることが可能である。

3.4-26

第 3.4-2 図

低圧代替注水系（常設）による原子炉注水のタイムチャート **:「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合方針についての1.4で示すタイムチャート（5）

悪影響の防止（設置許可基準規則第43条第1項五）

（ⅰ）

要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。

（ⅱ）

適合性

基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

低圧代替注水系（常設）は，通常待機時は，原子炉注水弁及び原子炉
圧力容器注水流量調整弁を閉止しておくことで，残留熱除去系（Ｃ）と隔離する系統構成とし，残留熱除去系に対して悪影響を及ぼさない設計とする。隔離弁については第3.4-7表に示す。
（47-4-1,2）

3.4-27

第 3.4-7 表
取合系統

他系統との隔離弁

系統隔離弁

駆動方式

動作

残留熱除去系（Ｃ）

原子炉注水弁電動駆動

通常時閉
電源喪失時閉残留熱除去系（Ｃ）

原子炉圧力容器注水流量調整弁 電動駆動

通常時閉
電源喪失時閉（6）設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）
（ⅰ）

要求事項
想定される重大事故等が発生した場合において，重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。

（ⅱ）

適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

低圧代替注水系（常設）の系統構成に操作が必要な機器の設置場所，
操作場所を第3.4-8表に示す。緊急用電源切替盤は中央制御室にて操作可能とすることで，操作位置の放射線量が高くなるおそれが少ない設計とする。常設低圧代替注水系ポンプ，原子炉注水弁，原子炉圧力容器注水流量調整弁及び残留熱除去系注入弁（Ｃ）は，原子炉建屋原子炉棟又は屋外（常設低圧代替注水系格納槽）に設置されるが，中央制御室からの遠隔操作を可能とすることで，操作位置の放射線量が高くなるおそれが少ない設計とする。
（47-3-1,3〜6）
3.4-28

第 3.4-8 表

操作対象機器設置場所

機器名称

設置場所

操作場所

屋外（常設低圧代替注水系格
中央制御室

常設低圧代替注水系ポンプ（Ａ）
納槽）
屋外（常設低圧代替注水系格

中央制御室

常設低圧代替注水系ポンプ（Ｂ）
納槽）
緊急用電源切替盤

中央制御室

中央制御室

原子炉注水弁

原子炉建屋原子炉棟4階

中央制御室

原子炉圧力容器注水流量調整弁

原子炉建屋原子炉棟4階

中央制御室

残留熱除去系注入弁（Ｃ）

原子炉建屋原子炉棟3階

中央制御室

3.4-29

3.4.2.1.4.2（1）

設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合状況

容量（設置許可基準規則第43条第2項一）

（ⅰ）

要求事項
想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。

（ⅱ）

適合性

基本方針については，「2.3.3

容量等」に示す。

低圧代替注水系（常設）として使用する常設低圧代替注水系ポンプ及び代替淡水貯槽は，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に必要な注水量を有する設計とする。
注水量としては，炉心の著しい損傷の防止の重要事故シーケンスのうち，低圧代替注水系を用いる，高圧・低圧注水機能喪失，全交流動力電
源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＰ，ＴＢＵ），崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合，残留熱除去系が喪失した場合），ＬＯＣＡ時注水機能喪失及びインターフェイスシステムＬＯＣＡに係る有効性評価解析（原子炉設置変更許可申請書添付資料十）において，有効性が確認されている
原子炉への注水流量が，最大378m３ ／hであることから，ポンプ1個当たり約200m３ ／h以上を注水可能なポンプを2個使用する設計とする。
また，低圧代替注水系（常設）は，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）又は格納容器下部注水系と同時に使用する可能性があるため，代替
格納容器スプレイ冷却系（常設）と同時に使用する場合の原子炉への最大注水量230m３ ／h又は格納容器下部注水系と同時に使用する場合の原
子炉への最大注水量（崩壊熱相当の注水量）を確保可能な設計とする。
原子炉圧力容器に注水する場合の常設低圧代替注水系ポンプの揚程
3.4-30は， 上記注水量で注水を実施する場合の圧損（水源（代替淡水貯槽）と注水先（原子炉圧力容器）の圧力差，静水頭，機器圧損，配管及び弁類圧損）を考慮し，約200mの揚程を確保可能な設計とする。
なお，代替淡水貯槽の容量の説明は，「3.13重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第56条に対する設計方針を示す章）」で示す。
（47-6-1〜4,8〜9）（2）

共用の禁止（設置許可基準規則第 43 条第 2 項二）

（ⅰ）

要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでな
い。

（ⅱ）

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。
敷地内に二以上の発電用原子炉施設はないことから，低圧代替注水系（常設）の常設低圧代替注水系ポンプは共用しない。

（3）

設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第43条第2項

三）
（ⅰ）

要求事項
3.4-31

常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。

（ⅱ）

適合性

基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

低圧代替注水系（常設）は，設計基準事故対処設備である残留熱除去
系（低圧注水系及び原子炉停止時冷却系）及び低圧炉心スプレイ系に対し，多様性及び位置的分散を図る設計としている。これらの詳細については，3.4.2.1.3項に記載のとおりである。

3.4-32

3.4.2.2
3.4.2.2.1

低圧代替注水系（可搬型）
設備概要

低圧代替注水系（可搬型）は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系
ポンプ及び低圧炉心スプレイ系ポンプの有する原子炉の冷却機能が喪失した
場合に，この機能を代替し，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，原子炉を冷却することを目的として設置するものである。
本系統は，可搬型代替注水大型ポンプ，水源である代替淡水貯槽，流路である低圧代替注水系配管・弁，低圧炉心スプレイ系配管・弁・スパージャ，
残留熱除去系（Ｃ）配管・弁，ホース，燃料設備である可搬型設備用軽油タンク，タンクローリ及び注水先である原子炉圧力容器等から構成される。
重大事故発生等においては，原子炉隔離時冷却系，高圧代替注水系及び手動による原子炉減圧操作と連携し，代替淡水貯槽を水源として，可搬型代替
注水大型ポンプで注水することにより炉心を冷却する機能を有する。
本系統に属する重大事故等対処設備を第3.4-9表に，本系統全体の概要図を第3.4-3図に示す。

本系統は，可搬型代替注水大型ポンプ1個により，代替淡水貯槽の水を低圧炉心スプレイ系配管又は残留熱除去系配管を介して，原子炉圧力容器へ注水することで炉心を冷却する。

可搬型代替注水大型ポンプは，ディーゼルエンジンにて駆動し，付属する
操作スイッチにより起動できる設計とする。燃料は可搬型設備用軽油タンク
よりタンクローリを用いて給油できる設計とする。
また，海水を利用し，代替淡水貯槽へ補給できる設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプを使用する際に接続する接続口は，共通要因に
3.4-33よって接続することができなくなることを防止するため，位置的分散を考慮し，原子炉建屋の異なる面（原子炉建屋東側及び西側）の隣接しない位置に設置する。

3.4-34

：主要設備：流路

第 3.4-3 図

低圧代替注水系（可搬型）系統概要図

3.4-35

第 3.4-9 表

低圧代替注水系（可搬型）に関する重大事故等対処設備一覧

設備区分

主要設備

設備名
可搬型代替注水大型ポンプ【可搬】
代替淡水貯水槽【常設】

付属設備

−

水源 ＊1

−
低圧代替注水系配管・弁【常設】流路

低圧炉心スプレイ系配管・弁・スパージャ【常設】残留熱除去系（Ｃ）配管・弁【常設】ホース【可搬】

関連設備

注水先

原子炉圧力容器【常設】電源設備 ＊2

燃料補給設備（燃料補給設

可搬型設備用軽油タンク【可搬】

備を含む）

タンクローリ【可搬】
原子炉水位（広帯域）【常設】原子炉水位（燃料域）【常設】原子炉水位（ＳＡ広帯域）【常設】計装設備 ＊3

原子炉水位（ＳＡ燃料域）【常設】原子炉圧力【常設】原子炉圧力（ＳＡ）【常設】低圧代替注水系原子炉注水流量【常設】代替淡水貯槽水位【常設】＊1 水源については「3.13重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第56条に対する設計方針を示す章）」で示す。
＊2 電源設備については「3.14電源設備（設置許可基準規則第57条に対する設計方
針を示す章）」で示す。
＊3 計装設備については「3.15計装設備（設置許可基準規則第58条に対する設計方
針を示す章）」で示す。

3.4-36

3.4.2.2.2(1)

主要設備の仕様

可搬型代替注水大型ポンプ兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備
・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
・発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
種類

：うず巻形

容量

：約1,320m 3／h／個

吐出圧力：約1.40MPa[gage]

最高使用圧力：1.4MPa[gage]

最高使用温度

：60℃

原動機出力

：847kW／個

個数：2(予備1)

設置場所

：屋外

保管場所

：西側及び南側保管場所

3.4-37

（2）代替淡水貯槽兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備
・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
基

数

：1

容

量

：約5,000m ３

取付箇所：常設低圧代替注水系格納槽内

3.4-38

3.4.2.2.3

低圧代替注水系（可搬型）の多様性及び独立性，位置的分散

低圧代替注水系（常設）は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水系及び原子炉停止時冷却系）及び低圧炉心スプレイ系と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，第3.4-10表で示すとおり，多様性及び位置的分散を図る設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，西側及び南側保管場所に保管することで，原子炉建屋原子炉棟内に設置する残留熱除去系ポンプ，低圧炉心スプレイ
系ポンプ及び低圧代替注水系格納槽内に設置する常設低圧代替注水系ポン
プと位置的分散を図る設計とする。重大事故等発生時の使用時において，可搬型代替注水大型ポンプのサポート系として冷却水は不要とすることで，設計基準事故対処設備である残留熱除去系ポンプ，低圧炉心スプレイ系ポンプの冷却水（残留熱除去系海水系）及び常設低圧代替注水系ポンプと同時に機能喪失しない設計とする。
駆動源については，ディーゼルエンジン駆動とすることで，設計基準事
故対処設備である残留熱除去系ポンプ及び低圧炉心スプレイ系ポンプの電源（非常用ディーゼル発電機）及び常設低圧代替注水系ポンプの電源である常設代替交流電源設備（常設代替高圧電源装置）と同時に機能喪失しない設計とする。
水源については，常設低圧代替注水系格納槽内に設置する代替淡水貯槽を使用することで，設計基準事故対処設備である残留熱除去系ポンプ及び低圧炉心スプレイ系ポンプの水源である，原子炉建屋原子炉棟内のサプレッション・プールと同時に機能喪失しない設計とする。
低圧代替注水系（可搬型）は，第3.4-11表で示すとおり，地震，津波，
火災，溢水による共通要因故障を防止するために，独立性を確保する設計とする。
3.4-39さらに，故障の影響を考慮し，低圧代替注水系（可搬型）の可搬型代替
注水大型ポンプは予備を有する設計とする。

第 3.4-10 表

多様性及び位置的分散

設計基準事故対処設備

重大事故防止設備

残留熱除去系
項目

低圧炉心（低圧注水系及

低圧代替注水系

低圧代替注水系

スプレイ系

び原子炉停止時

（常設）

（可搬型）

冷却系）
低圧炉心スプレ残留熱除去系

常設低圧代替

可搬型代替注水

イ系ポンプ

ポンプ

注水系ポンプ

大型ポンプ

ポンプ
原子炉建屋原子炉棟

常設低圧代替注水

地下 2 階

系格納槽

サプレッション・プール

代替淡水貯槽

代替淡水貯槽

常設低圧代替注水

常設低圧代替注

系格納槽

水系格納槽

屋外

水源
原子炉建屋原子炉棟
駆動用空気

不要

不要

不要

潤滑油

不要（内包油）

不要

不要

冷却水

残留熱除去系海水系

不要

不要

非常用ディーゼル

常設代替交流発電機

電源設備

原子炉建屋附属棟地下 1 階

屋外

駆動電源

3.4-40不要（ディーゼルエ
ンジン駆動）
屋外

第 3.4-11 表

設計基準事故対処設備との独立性

設計基準事故対処設備
項目

残留熱除去系（低圧注水系及び原
子炉停止時冷却系）

低圧炉心
スプレイ系

重大事故防止設備
低圧代替注水系（可搬型）

共通要因故障地震

設計基準事故対処設備の残留熱除去系（低圧注水系及び原子炉停止時
冷却系）及び低圧炉心スプレイ系は耐震Ｓクラス設計とし，重大事故防止設備である低圧代替注水系（可搬型）は，基準地震動Ｓｓで機能維持できる設計とすることで，基準地震動Ｓｓが共通要因となり故障することのない設計とする。

津波

設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水系及び原子炉停止時冷却系）は防潮堤及び浸水防護設備の設置により，重大事故防止設備である低圧代替注水系（可搬型）は，防潮堤及び浸水防護設備の設置に加え，高台の可搬型設備保管場所への配備により，津波が共通要因となって故障することのない設計とする。

火災

設計基準事故対処設備の残留熱除去系（低圧注水系及び原子炉停止時
冷却系）及び低圧炉心スプレイ系と，重大事故防止設備である低圧代
替注水系（可搬型）は，火災が共通要因となり同時に故障することのない設計とする（「共-7 重大事故等対処設備の内部火災に対する防護方針について」に示す）。

溢水

設計基準事故対処設備の残留熱除去系（低圧注水系及び原子炉停止時
冷却系）及び低圧炉心スプレイ系と，重大事故防止設備である低圧代
替注水系（可搬型）は，溢水が共通要因となり同時に故障することのない設計とする。（「共-8 重大事故等対処設備の内部溢水に対する防護方針について」に示す。）

3.4-41

3.4.2.2.4

設置許可基準規則第43条への適合状況

3.4.2.2.4.1（1）

設置許可基準規則第43条第1項への適合状況

環境条件（設置許可基準規則第43条第1項一）

（ⅰ）

要求事項
想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
（ⅱ）

適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

低圧代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水大型ポンプは，西側及び南側保管場所に保管し，重大事故等発生時に，水源である代替淡水貯槽付近の屋外に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，屋外の環境条件を考慮し，以下の第3.4-12表のとおりの設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプの操作は，可搬型代替注水大型ポンプに付属する操作スイッチにより，設置個所にて操作可能である。風（台風）による荷重については，当該荷重を考慮しても機能維持できる設計とする。積雪・火山の影響については，適切に除雪・除灰する運用とする。
また，降水及び凍結により機能を損なうことのないよう，防水対策が取られた可搬型代替注水大型ポンプを使用し，凍結のおそれがある場合
は暖気運転を行い凍結対策とする。
（47-7-1,2）

3.4-42

第 3.4-12 表

環境条件考慮する外的事象
温度，圧力，湿度，放射線

対応
保管場所及び設置場所である屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
保管場所及び設置場所で想定される降水及び凍結により機屋外の天候による影響 能を損なうことのないよう防水対策及び凍結対策を行える設計とする。
設置場所において，淡水だけでなく海水も使用する（常時海水を通水する系統へ 海水を通水しない）。原子炉圧力容器への注水は，可能なの影響

限り淡水源を優先し，海水通水は短期間とすることで，設備への影響を考慮した設計とする。
保管場所で想定される適切な地震荷重との組合せを考慮し地震

たうえで機器が損傷しないことを確認し，輪留め等により固定する。設置場所においては，輪留めによる固定，車両の転倒防止を考慮した設計とする。
保管場所で想定される風（台風）及び竜巻の風荷重，積

風（台風），竜巻，積 雪，火山の影響による荷重を考慮し，機器が損傷しない設
雪，火山の影響計とする。また，設置場所で想定される風（台風），積雪による荷重を考慮し，機能に影響を考慮した設計とする。

電磁的障害

重大事故等が発生した場合においても電磁波による影響を考慮した設計とする。

3.4-43

（2）

操作性（設置許可基準規則第43条第1項二）

（ⅰ）

要求事項
想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるもの

であること。
（ⅱ）

適合性

基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

低圧代替注水系（可搬型）を運転する場合は，可搬型代替注水大型ポンプを水源である代替淡水貯槽近傍に配置するとともにホース接続を実施し，原子炉建屋西側又は東側接続口の弁，原子炉注水弁，原子炉圧力容器注水流量調整弁，低圧炉心スプレイ系注入弁又は残留熱除去系注入弁（Ｃ）の開操作が完了した後，可搬型代替注
水大型ポンプをポンプ付属の操作スイッチにより起動し，原子炉注水を行う。低圧代替注水系（可搬型）の操作に必要なポンプ，弁及びホースを第3.4-13表に示す。

このうち，原子炉建屋東側又は西側接続口の弁については，接続口が設置されている原子炉建屋東側又は西側（いずれも屋外）から手動操作
で弁を開閉することが可能な設計とする。

可搬型代替注水大型ポンプ付属の操作スイッチを操作するにあたり，重大事故等対応要員のアクセス性，操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，操作スイッチは，機器の名称等を表示した銘板の取付け等により識別可能とし，重大事故等対応要員の操作・監視性を考慮し3.4-44

て確実に操作できる設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，接続口まで屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な車両設計とするとともに，設置場所にて車両の転倒防止及び輪留め等による固定が可能な設計とする。
ホースの接続作業にあたっては，特殊な工具は必要とせず，簡便な接続金物並びに一般的な工具，揚重設備（車両付）により，確実に接続が可能な設計とする。
（47-7-1,2,47-9-1〜4）

機器名称

第 3.4-13 表

操作対象機器

状態の変化

操作方法

可搬型代替注水大型ポンプ 起動停止
接続口の弁（屋外：原子炉
建屋東側）
接続口の弁（屋外：原子炉
建屋西側）
原子炉注水弁
原子炉圧力容器注水流量調
整弁

操作場所

スイッチ操作

屋外設置場所

弁閉→弁開

手動操作

屋外接続口位置

弁閉→弁開

手動操作

屋外接続口位置

弁閉→弁開スイッチ操作

中央制御室

弁閉→弁開

スイッチ操作

中央制御室

弁閉→弁開

スイッチ操作

中央制御室

ホース接続

人力接続

屋外

低圧炉心スプレイ系注入弁
又は残留熱除去系注入弁（Ｃ）
ホース

3.4-45

（3）

試験・検査（設置許可基準規則第43条第1項三）

（ⅰ）

要求事項
健全性及び能力を確認するため，原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。

（ⅱ）

適合性

基本方針については，「2.3.4

操作性及び検査性について」に示す。

低圧代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水大型ポンプは，第3.4-14
表に示すように，原子炉運転中又は停止中に，機能・性能検査，弁動作確認，分解検査が可能な設計とする。
機能・性能確認においては，淡水貯水池を水源とし，可搬型代替注水
大型ポンプ，仮設圧力計・流量計，ホースの系統構成で循環運転が可能なテストラインを設けることで，ポンプの吐出圧力・流量の確認に加え，運転時の振動，異音，異臭及び漏えいの確認が可能な設計とする。
ポンプ及び弁については，機能・性能検査等に合わせて外観の確認が可能な設計とする。ホースについては，機能・性能に影響を及ぼすおそれのあるき裂，ジョイント部の腐食等が無いことを確認可能である。
弁については，原子炉運転中又は停止中に弁動作確認を実施すること
で，弁の開閉動作を確認可能な設計とする。
ポンプを搭載する車両については，走行状態に異常のないことを確認できる設計とする。

3.4-46

第 3.4-14 表
原子炉の状態

運転中又は停止中

低圧代替注水系（可搬型）の試験・検査
項目

内容

機能・性能検査

ポンプ運転性能，ポンプ及び系統配管・弁・ホースの漏えい確認，外観の確認

弁動作確認

弁開閉動作の確認

車両検査

ポンプを搭載する車両の走行状態確認（47-5-3）

3.4-47

（4）切替えの容易性（設置許可基準規則第43条第1項四）

（ⅰ）

要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設

備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。

（ⅱ）

適合性

基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」示す。

低圧代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水大型ポンプは，通常待機
時は接続先の系統と分離された状態で保管し，本来の用途以外の用途には使用しない設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプ使用時の移動，設置，起動操作及び系統への接続に必要な弁操作については，低圧代替注水が必要となるまでの間に，第3.4-4図で示すタイムチャートのとおり速やかに操作が可能である。

3.4-48

第 3.4-4 図

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉の冷却タイムチャート ＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力の係る審査基準」への適合方針についての1.4で示すタイムチャート

3.4-49（5）悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）

（ⅰ）

要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。

（ⅱ）

適合性

基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

低圧代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水大型ポンプは，通常時は接続先の系統と分離された状態で保管することで，他の設備に悪影響を及ぼさない運用とする。
低圧代替注水系（可搬型）を使用した注水を行う場合は，弁操作によって通常時の系統構成から重大事故等対象設備としての系統構成とする
ことで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，保管場所において，車両の転倒を防止するために固定し，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

（6）設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）
（ⅰ）

要求事項

想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。

（ⅱ）

適合性
3.4-50基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

低圧代替注水系（可搬型）の系統構成に操作が必要な機器の設置場所，
操作場所を第3.4-15表に示す。このうち，屋外で操作する可搬型代替注
水大型ポンプ，原子炉建屋東側又は西側接続口の弁（屋外），ホースは屋外に設置する設計とするが，作業は屋外の放射線量が高くなるおそれが少ないタイミングで実施可能であることから操作が可能である。作業に当たっては，放射線量を確認し，適切な放射線防護対策で作業安全確保を確認した上で作業を実施する。仮に線量が高い場合は，線源からの離隔距離をとること，線量を測定し線量が低い場所で作業を行うことにより，これらの設備の設置及び常設設備との接続が可能である。

第 3.4-15 表
機器名称

操作対象機器設置場所

可搬型代替注水大型ポンプ 屋外設置位置
接続口の弁（屋外：原子炉
建屋東側）
接続口の弁（屋外：原子炉
建屋西側）
原子炉注水弁
原子炉圧力容器注水流量調
整弁

操作場所
屋外設置場所

屋外接続口位置

屋外接続口位置

屋外接続口位置

屋外接続口位置

原子炉建屋原子炉棟

中央制御室

原子炉建屋原子炉棟

中央制御室

原子炉建屋原子炉棟

中央制御室

屋外

屋外

低圧炉心スプレイ系注入弁
又は残留熱除去系注入弁（Ｃ）
ホース

3.4-51

3.4.2.2.4.2（1）

設置許可基準規則第 43 条第 3 項への適合状況

容量（設置許可基準規則第43条第3項一）

（ⅰ）

要求事項
想定される重大事故等の収束に必要な容量に加え，十分に余裕のある

容量を有するものであること。
（ⅱ）

適合性

基本方針については，「2.3.2

容量等」に示す。

低圧代替注水系（可搬型）として使用する可搬型代替注水大型ポンプ
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に必要な注水量を有する設計とする。
注水量としては，炉心の著しい損傷の防止の重要事故シーケンスのうち，低圧代替注水系（可搬型）を用いる，全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）に係る有効性評価解析（原子炉設置変更許可申請書添付資料十）において，有効性が確認されている原子炉への注水流量が，最大110m ３ ／hであることから，ポンプ1個あたり1,320m３ ／h以上を注水可能な設計とし，1個使用する設計とする。
揚程（吐出圧力）としては，有効性が確認されている原子炉への注水流量における圧損（水源（代替淡水貯槽）と注水先（原子炉圧力容器）の圧力差，静水頭，機器圧損，配管・ホース及び弁類圧損）を考慮し，約1.40MPa［gage］の吐出圧力を確保可能な設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，重大事故等発生時において，原子炉冷却に必要な流量を確保できる容量を確保するために 1 セット 1 個使用する。保有数は 2 セットで 2 個と，可搬型代替注水大型ポンプの故障時及3.4-52

び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 個の合計 3 個を保管する。
（47-6-5〜7）（2）

確実な接続（設置許可基準規則第43条第3項二）

（ⅰ）

要求事項

常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。）と接続するものにあっては，当該常設設備と容易かつ確実に接続することができ，かつ，二以上の系統又は発電用原子炉施設が相互に使用することができるよう，接続部の規格の統一その他の適切な措置を講じたものであること。

（ⅱ）

適合性

基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

低圧代替注水系（可搬型）である可搬型代替注水大型ポンプ側のホースと接続口については，フランジ接続にすることで，一般的に使用される工具を用いてホースを確実に接続できる設計とする。また，原子炉建屋東側接続口と原子炉建屋西側接続口の口径を統一し，確実に接続できる設計とする。

（47-7-1,2）

3.4-53（3）複数の接続口（設置許可基準規則第43条第3項三）

（ⅰ）

要求事項

常設設備と接続するものにあっては，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外から水又は電力を供給するものに限る。）の接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設けるものであること。

（ⅱ）

適合性

基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

低圧代替注水系（可搬型）である可搬型代替注水大型ポンプの接続箇所である接続口は，重大事故等時の環境条件，自然現象，外部人為事象，
溢水及び火災の影響により接続できなくなることを防止するため，原子炉建屋の異なる面の隣接しない位置に設置することとし，原子炉建屋東側に1箇所，原子炉建屋西側に1箇所設置し，合計2箇所を設置すること
で，共通要因によって接続することができなくなることを防止する設計とする。
（47-7-1,2）

3.4-54（4）設置場所（設置許可基準規則第43条第3項四）

（ⅰ）

要求事項

想定される重大事故等が発生した場合において可搬型重大事故等対処設備を設置場所に据え付け，及び常設設備と接続することができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。

（ⅱ）

適合性

基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

低圧代替注水系（可搬型）である可搬型代替注水大型ポンプは，屋外で使用する設備であり，想定される重大事故等が発生した場合における放射線を考慮しても作業への影響はないと想定しているが，仮に線量が高い場合は線源からの離隔距離をとること，線量を測定し線量が低い位置に配置することにより，これら設備の設置及び常設設備との接続が可能とする。また，接続口及びホースの現場での接続作業に当たっては，
簡便なフランジ接続により，一般的な工具等を用い確実かつ速やかに接続可能とすることで，作業線量の低減を考慮した設計とする。
（47-7-1,2）

3.4-55（5）保管場所（設置許可基準規則第43条第3項五）

（ⅰ）

要求事項

地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設
備の配置その他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管すること。

（ⅱ）

適合性

基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

低圧代替注水系（可搬型）である可搬型代替注水大型ポンプは，地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮し，残留熱除去系ポンプ，低圧炉心スプレイ系
ポンプ及び低圧代替注水系（常設）である常設低圧代替注水系ポンプと位置的分散を図り，発電所敷地内の西側及び南側保管場所に保管する設計とする。
（47-8-1,2）

3.4-56（6）アクセスルートの確保（許可基準規則第43条第3項六）

（ⅰ）

要求事項

想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，工場等内の道路及び通路が確保できるよう，適切な措置を講じたものであること。

（ⅱ）

適合性

基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

低圧代替注水系（可搬）である可搬型代替注水大型ポンプは，通常時は西側及び南側保管場所に保管しており，想定される重大事故等が発生した場合においても，保管場所から接続場所までの運搬経路について，設備の運搬及び移動に支障をきたすことのないよう，別ルートも考慮して複数のアクセスルートを確保する。
なお，アクセスルートについては，「東海第二発電所 可搬型重大事
故等対処設備保管場所及びアクセスルートについて」で示す。
（47-9-1〜4）

3.4-57

（7）設計基準事故対処設備及び常設重大事故防止設備との多様性（設置許可基準規則第43条第3項七）
（ⅰ）

要求事項

重大事故防止設備のうち可搬型のものは，共通要因によって，設計基準事故対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設重大事故防止設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。

（ⅱ）

適合性

基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

低圧代替注水系（可搬型）は，設計基準事故対処設備の残留熱除去系（低圧注水系及び原子炉停止時冷却系），低圧炉心スプレイ系と常設重大事故防止設備の低圧代替注水系（常設）に対し，多様性及び位置的分散を図る設計としている。これらの詳細については，3.4.2.2.3 項に記載のとおりである。

3.4-58

3.4.3

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

3.4.3.1

残留熱除去系（低圧注水系）

3.4.3.1.1

設備概要

残留熱除去系（低圧注水系）は，非常用炉心冷却系の1つである。非常用炉心冷却系は，冷却材喪失事故時に燃料被覆管の重大な損傷を防止
し，ジルコニウム−水反応を極力抑え，崩壊熱を長期にわたって除去する機能を持ち，残留熱除去系（低圧注水系），高圧炉心スプレイ系，低圧炉心スプレイ系及び自動減圧系で構成する。
本系統は，電動ポンプ3個及び配管・弁等からなり，冷却材喪失事故
時には，高圧炉心スプレイ系，低圧炉心スプレイ系及び自動減圧系と連携して，炉心を冷却する機能を有する。
本系統は，3個の残留熱除去系ポンプで構成し，原子炉水位低又はドライウェル圧力高の信号で作動を開始し，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（炉心シュラウド内）に注水し，炉心を冷却する。

本系統の系統概要図を第3.4-5図に，重大事故等対処設備（設計基準拡張）一覧を第3.4-16表に示す。
本系統は設計基準事故対処設備であるが，想定される重大事故等においてその機能を考慮するため，重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置付ける。

3.4-59

：主要設備：流路

原子炉隔離時
冷却系より

AO

MO

AO

＊1
可燃性ｶﾞｽ濃度制御系(FCS)(A)へ

MO

MO
MO
AO

MO

AO

燃料ﾌﾟｰﾙ冷却浄化系(FPC)へ
＊1

MO

AO

MO

可燃性ｶﾞｽ濃度制御系(FCS)(B)へ

MO

MO

AO

AO

MO

MO

MO
MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

FPCより

MO

MO

MO

MO

MO

＊2
MO

残留熱除去系ポンプ

＊3
RHRS

RHRS

＊2

(C)

MO

(A)

RHRS

＊3 (B)

MO

MO
MO

MO
MO

MO

残留熱除去系
熱交換器

(A)

(C)

(B)

(D)

残留熱除去系
海水系ポンプ

第 3.4-5 図

残留熱除去系（低圧注水系）系統概要図

3.4-60第 3.4-16 表

残留熱除去系（低圧注水系）に関する重大事故等対処設備（設計基準拡張）一覧
設備区分

設備名
残留熱除去系ポンプ【常設】主要設備

残留熱除去系海水ポンプ【常設】残留熱除去系熱交換器【常設】サプレッション・プール【常設】附属設備 ＊1−

水源 ＊2（主要設備欄に記載するサプレッション・プール）

流路

残留熱除去系配管・弁・ストレーナ【常設】注水先

原子炉圧力容器【常設】非常用電源設備

電 源 設 備 ＊ 3（燃料補給設
関連設備

非常用ディーゼル発電機【常設】常設代替交流電源設備
常設代替高圧電源装置【常設】備を含む）

軽油貯蔵タンク[常設]常設代替交流電源設備用燃料移送ポンプ【常設】計装設備 ＊4

原子炉水位（狭帯域）【常設】原子炉水位（広帯域）【常設】原子炉水位（燃料域）【常設】原子炉水位（ＳＡ広帯域）【常設】原子炉水位（ＳＡ燃料域）【常設】原子炉圧力【常設】原子炉圧力（ＳＡ）【常設】
残留熱除去系系統流量【常設】サプレッション・プール水位【常設】残留熱除去系ポンプ吐出圧力【常設】＊1：残留熱除去系海水系設備については，「3.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備（設置許可基準規則第48条に対する設計方針を示す章）」で示す。
＊2：水源については，「3.13

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第56条に対する設計方針を示す章）」で示す。
＊3：電源設備については，「3.14

電源設備（設置許可基準規則第57条に対する設計方

針を示す章）」で示す。
＊4：主要設備を用いた炉心損傷防止及び原子炉格納容器破損防止対策を成功させるために把握することが必要な原子炉施設の状態。なお，計装設備については「3.15測設備（設置許可基準規則第58条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.4-61計

3.4.3.1.2

主要設備の仕様

主要設備の機器仕様を以下に示す。
(1)

残留熱除去系ポンプ兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
容量：約1,690m３ ／h（1個当たり）

全揚程

：約85m

個数

：3

取付箇所 ：原子炉建屋原子炉棟地下2階(2)

残留熱除去系熱交換器兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
基数：2

伝熱容量 ：19.4×10３kW（1基当たり）取付箇所 ：原子炉建屋原子炉棟地下2階(3)

残留熱除去系海水ポンプ
3.4-62

兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

(4)

個数

：4

容量

：約885.7m３／h（1個当たり）全揚程：約184.4m

サプレッション・プール
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
個数

：1

容量

：約3,400m３

3.4-633.4.3.1.3

設置許可基準規則第43条への適合方針

残留熱除去系（低圧注水系）については，想定される重大事故等発生時に重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用するため，「2.3 重大事故等対処設備に関する基本方針」のうち，多様性及び位置的分散を除く設計方針を適用して設計を行う。
ただし，常設代替交流電源設備からの給電により残留熱除去系(低圧注水系)を復旧させる場合については，残留熱除去系（低圧注水系）は，設計基準事故対処設備である非常用ディーゼル発電機からの給電により起動する残留熱除去系（低圧注水系）に対して，駆動電源の多様性を有する設計とする。
常設代替交流電源設備の多様性及び位置的分散については，「3.14 電源設
備（設置許可基準規則第57 条に対する設計方針を示す章）」に示す。

残留熱除去系ポンプ及び残留熱除去系熱交換器については，設計基準対象施設として使用する場合と同様の系統構成で重大事故等においても使用する
ため，他の施設に悪影響を及ぼさない設計である。
残留熱除去系（低圧注水系）は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計である。
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
残留熱除去系ポンプ及び残留熱除去系熱交換器については，設計基準事故時の非常用炉心冷却機能及び残留熱除去機能を兼用しており，設計基準事故時に使用する場合のポンプ流量及び伝熱容量が，原子炉を冷却し，炉心の著しい損傷及び格納容器の破損を防止するために必要な原子炉注水量及び伝熱容量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様の設計である。
基本方針については，「2.3.2容量等」に示す。
3.4-64

また，残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系による原子炉圧
力容器への注水として使用する水源のサプレッション・プールは，設計基準事
故時の非常用炉心冷却設備の水源と兼用しており，設計基準事故時に使用する
場合の容量が，原子炉を冷却し，炉心の著しい損傷及び格納容器の破損を防止するために必要な原子炉注水量に対して十分であるため，設計基準事故対処設
備と同仕様の設計である。

残留熱除去系ポンプ及び残留熱除去系熱交換器については，原子炉建屋原
子炉棟内に設置される設備であることから，想定される重大事故等が発生した場合における原子炉建屋原子炉棟内の環境条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，第3.4-17表 に示す設計である。

3.4-65

第 3.4-17 表 想定する環境条件
環境条件
温度，圧力，湿度，放射線

屋外の天候による影響
海水を通水する系統への影響対応
設 置 場 所 で あ る 原 子炉建 屋 原 子 炉 棟 で 想 定 され る 温 度 ， 圧
力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
海水を通水しない。
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器の損傷等の影

地震

響を受けない設計とする（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方
針」に示す）。

風（台風），竜巻，積原子炉建屋原子炉棟に設置するため，風（台風），竜巻，積雪，火山の影響

雪及び火山の影響は受けない。

電磁的障害

重大事故等が発生した場合においても電磁波による影響を受けない設計とする。

また，残留熱除去系ポンプは中央制御室にて操作可能な設計とする。
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。

残留熱除去系（低圧注水系）については，設計基準事故対処設備として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等発生時においても使用する設計である。
また，残留熱除去系ポンプについては，テストラインにより原子炉の運転中に機能・性能検査が可能な設計である。残留熱除去系ポンプ及び残留熱除去系熱交換器は，停止中に分解検査及び外観検査を実施可能な設計である。
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

3.4-66

3.4.3.2

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）

3.4.3.2.1

設備概要

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）は，（Ａ）（Ｂ）の2ループから構成
され，熱交換器2基，電動ポンプ2個，配管・弁等からなり，原子炉停止後，炉心崩壊熱及び原子炉圧力容器，配管，冷却材中の残留熱を除去して，原子炉を冷却するためのものである。
炉心崩壊熱及び残留熱は，原子炉停止後には復水器等により冷却され，冷却材温度が十分下がった後は，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）によって冷却される。
本系統の系統概要図を第3.4-6図 に，重大事故等対処設備（設計基準拡張）
一覧を第3.4-18表 に示す。
本系統は設計基準事故対処設備であるとともに，想定される重大事故等発生時においてその機能を考慮するため，重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置付ける。

3.4-67

：主要設備：流路

原子炉隔離時
冷却系より

AO

MO

AO

＊1
可燃性ｶﾞｽ濃度制御系(FCS)(A)へ

MO

MO
MO
AO

AO

MO

燃料ﾌﾟｰﾙ冷却浄化系(FPC)へ
＊1

MO
AO

AO

MO
AO

MO

MO

MO

MO

可燃性ｶﾞｽ濃度制御系(FCS)(B)へ

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

(A)

RHRS

(C)

LPCS
レグシールより

＊2

MO

＊2
MO

FPCより

MO

MO

MO

MO

MO

残留熱除去系ポンプ＊3
RHRS (B)

RHRS
MO

RHR
レグシールより

＊3

MO
MO

MO

MO

MO

MO

残留熱除去系
熱交換器

(A)

(B)

(C)

(D)

残留熱除去系海水系
ポンプ

第 3.4-6 図

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）系統概要図

3.4-68

第 3.4-18 表

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）に関する重大事故等対処設備（設計基準拡張）一覧
設備区分

設備名
残留熱除去系ポンプ【常設】主要設備

残留熱除去系熱交換器【常設】残留熱除去系海水ポンプ【常設】附属設備 ＊1−

水源

原子炉圧力容器【常設】残留熱 除 去系 （ 原子 炉 停止時 冷 却系 ） 配管 ・ 弁【常流路設】
再循環系配管【常設】注水先

原子炉圧力容器【常設】附属設備−
非常用電源設備

関連設備

電源設備 ＊2（燃料補給設備

非常用ディーゼル発電機【常設】常設代替交流電源設備
常設代替高圧電源装置【常設】を含む）

軽油貯蔵タンク[常設]常設代替交流電源設備用燃料移送ポンプ【常設】残留熱除去系系統流量【常設】残留熱除去系熱交換器入口温度【常設】残留熱除去系熱交換器出口温度【常設】

計装設備

＊3

ドライウェル雰囲気温度【常設】サプレッション・チェンバ雰囲気温度【常設】ドライウェル圧力【常設】サプレッション・チェンバ圧力【常設】＊1：残留熱除去系海水系設備については，「3.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備（設置許可基準規則第48条に対する設計方針を示す章）」で示す。
＊2：電源設備については，「3.14

電源設備（設置許可基準規則第57条に対する設計方

針を示す章）」で示す。
＊3：主要設備を用いた炉心損傷防止及び原子炉格納容器破損防止対策を成功させるために把握することが必要な原子炉施設の状態。なお，計装設備については「3.15
計測設備（設置許可基準規則第58条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.4-69

3.4.3.2.2

主要設備の仕様

主要設備の機器仕様を以下に示す。
(1)

残留熱除去系ポンプ兼用する設備については，「3.4.3.1.2

主要設備の仕様(2)残留熱除去系ポンプ」に記載のとおり。
容量：約1,690m３ ／h（1個当たり）

全揚程

：約85m

個数

：2

取付箇所 ：原子炉建屋原子炉棟地下2階(2)

残留熱除去系熱交換器兼用する設備については，「3.4.3.1.2

主要設備の仕様(2)残留熱除去系熱交換器」に記載のとおり。
基数：2

伝熱容量 ：19.4×10３ kW（1基当たり）取付箇所 ：原子炉建屋原子炉棟地下2階(3)

残留熱除去系海水ポンプ兼用する設備については，「3.4.3.1.2

主要設備の仕様(3)残留熱除去系海水ポンプ」に記載のとおり。
個数

：4

容量

：約885.7m３ ／h（1個当たり）全揚程：約184.4m

3.4-703.4.3.2.3 設置許可基準規則第43 条への適合方針
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）は，想定される重大事故等時に重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用するため，「2.3 重大事故等対処設備に関する基本方針」のうち，多様性及び位置的分散を除く設計方針を適用して設計を行う。
ただし，常設代替交流電源設備からの給電により残留熱除去系(原子炉停止時冷却系)を復旧させる場合については，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）は，設計基準事故対処設備である非常用ディーゼル発電
機からの給電により起動する残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）に対して，駆動電源の多様性を有する設計とする。常設代替交流電源設備の多様性及び位置的分散については，「3.14 電源設備（設置許可基準規則第57 条に対する設計方針を示す章）」に示す。

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）については，設計基準対象施設として使用する場合と同様の系統構成で重大事故等においても使用する
ため，他の施設に悪影響を及ぼさない設計である。
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）は，二以上の発電用原子炉施設
において共用しない設計である。
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉圧力容器への注水として使用する残留熱除去系ポンプ，残留熱除去系海水ポンプ及び残留熱除去系熱交換器は，設計基準事故時の非常用炉心冷却機能及び残留熱除去機能を兼用しており，設計基準事故時に使用する場合のポンプ流量及び伝熱容量が，原子炉を冷却し，炉心の著しい損傷及び格納容器の破3.4-71

損を防止するために必要な原子炉注水量及び伝熱容量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様の設計である。
基本方針については，「2.3.2容量等」に示す。
残留熱除去系ポンプ及び残留熱除去系熱交換器については，原子炉建
屋原子炉棟内に設置される設備であることから，想定される重大事故等が発生した場合における原子炉建屋原子炉棟内の環境条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，第3.4-19表 に示す設計である。

3.4-72

第 3.4-19 表

想定する環境条件

環境条件

対応

温度，圧力，湿度，
放射線

設 置 場 所 である原 子炉建 屋原子炉 棟で想定さ れる温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。

屋外の天候による影響

屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。

海水を通水する系統への影響

海水を通水しない。

地震

適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しない
設 計 と す る （ 詳 細 は 「 2.1.2 耐 震 設 計 の 基 本 方 針 」 に 示す）。

風（台風），竜巻，
積雪，火山の影響

原子炉建屋原子炉棟に設置するため，風（台風），竜巻，積雪及び火山の影響は受けない。

電磁的障害

重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

また，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）は中央制御室にて操作可
能な設計とする。
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）は，設計基準事故対処設備として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等発生時においても使用する設計である。また，残留熱除去系ポンプは，テストラインにより系統の機能・性能検査が可能な設計である。残留熱除去系ポンプ及び残留熱除去系熱交換器については，原子炉の運転中に機能・性能検査を，また停止中に分解検査及び外観検査が実施可能な設計である。
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

3.4-733.4.3.3

低圧炉心スプレイ系

3.4.3.3.1

設備概要

低圧炉心スプレイ系は，非常用炉心冷却系の1つである。非常用炉心冷却系は，冷却材喪失事故時に燃料被覆管の重大な損傷を防止し，ジル
コニウム-水反応を極力抑え，崩壊熱を長期にわたって除去する機能を持ち，残留熱除去系（低圧注水系），高圧炉心スプレイ系及び自動減圧系で構成する。
低圧炉心スプレイ系は，電動ポンプ1個，配管・弁等からなり，冷却材喪失事故時には，高圧炉心スプレイ系，低圧炉心注水系，原子炉隔離
時冷却系及び自動減圧系と連携して，炉心を冷却する機能を有する。
本系統は，1ループからなっており，原子炉水位低又はドライウェル
圧力高の信号で作動を開始し，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し，炉心を冷却する。

本系統の系統概要図を第3.4-7図に，重大事故等対処設備（設計基準拡張）一覧を第3.4-20表に示す。
本系統は設計基準事故対処設備であるが，想定される重大事故等においてその機能を考慮するため，重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置付ける。

3.4-74

：主要設備
：流路

格納容器

AO

MO

原子炉圧力容器
MO

ドライウェルサプレッション・プール
低圧炉心スプレイ
系ポンプ

残留熱除去系
海水系(RHRS)
MO

第 3.4-7 図

低圧炉心スプレイ系

3.4-75系統概要図

第 3.4-20 表

低圧炉心スプレイ系に関する重大事故等対処設備（設計基準拡張）一覧
設備区分

主要設備

設備名
低圧炉心スプレイ系ポンプ【常設】サプレッション・プール【常設】附属設備 ＊1

残留熱除去系海水系【常設】水源 ＊2（主要設備欄に記載するサプレッション・プール）

流路

注水先

低圧炉心スプレイ系配管・弁・ストレーナ・スパージャ【常設】
原子炉圧力容器【常設】非常用電源設備

関連設備

電源設備 ＊3（燃料補給設

非常用ディーゼル発電機【常設】常設代替交流電源設備
常設代替高圧電源装置【常設】備を含む）

軽油貯蔵タンク[常設]常設代替交流電源設備用燃料移送ポンプ【常設】原子炉水位（広帯域）【常設】原子炉水位（燃料域）【常設】計装設備 ＊4

原子炉水位（ＳＡ広帯域）【常設】原子炉水位（ＳＡ燃料域）【常設】
低圧炉心スプレイ系系統流量【常設】低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力【常設】＊1：残留熱除去系海水系設備については，「3.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備（設置許可基準規則第48条に対する設計方針を示す章）」で示す。
＊2：水源については，「3.13

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第56条に対する設計方針を示す章）」で示す。
＊3：電源設備については，「3.14

電源設備（設置許可基準規則第57条に対する設計方

針を示す章）」で示す。
＊4：主要設備を用いた炉心損傷防止及び原子炉格納容器破損防止対策を成功させるために把握することが必要な原子炉施設の状態。なお，計装設備については「3.15測設備（設置許可基準規則第58条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.4-76計

3.4.3.3.2

主要設備の仕様

主要設備の機器仕様を以下に示す。
(1)

低圧炉心スプレイ系ポンプ兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
容量：約1,440m３ ／h

全揚程：約205m個数：1

取付箇所 ：原子炉建屋原子炉棟地下2階(2)

サプレッション・プール
兼用する設備については，「3.4.3.1.2
レッション・プール」に記載のとおり。
個数

：1

容量

：約3,400m３

3.4-77

主要設備の仕様(4)サプ

3.4.3.3.3

設置許可基準規則第43条への適合状況

低圧炉心スプレイ系は，想定される重大事故等時に重大事故等対処設
備（設計基準拡張）として使用するため，「2.3 重大事故等対処設備に関する基本方針」のうち，多様性及び位置的分散を除く設計方針を適用
して設計を行う。
ただし，常設代替交流電源設備からの給電により低圧炉心スプレイ系を復旧させる場合については，低圧炉心スプレイ系は，設計基準事故対
処設備である非常用ディーゼル発電機からの給電により起動する低圧炉
心スプレイ系に対して，駆動電源の多様性を有する設計とする。常設代
替交流電源設備の多様性及び位置的分散については，「3.14 電源設備
（設置許可基準規則第57 条に対する設計方針を示す章）」に示す。

低圧炉心スプレイ系は，設計基準対象施設として使用する場合と同様の系統構成で重大事故等においても使用するため，他の施設に悪影響を及ぼさない設計である。
低圧炉心スプレイ系は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計である。
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
低圧炉心スプレイ系による原子炉圧力容器への注水として使用する低圧炉心スプレイ系ポンプは，設計基準事故時の非常用炉心冷却機能を兼用しており，設計基準事故時に使用する場合のポンプ流量が，原子炉を冷却し，炉心の著しい損傷及び格納容器の破損を防止するために必要な原子炉注水量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様の設計である。
3.4-78

基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
また，残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系による原子炉圧力容器への注水として使用する水源のサプレッション・プールは，
設計基準事故時の非常用炉心冷却設備の水源と兼用しており，設計基準
事故時に使用する場合の容量が，原子炉を冷却し，炉心の著しい損傷及び格納容器の破損を防止するために必要な原子炉注水量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様の設計である。低圧炉心スプ
レイ系ポンプは，原子炉建屋原子炉棟内に設置される設備であることか
ら，想定される重大事故等が発生した場合における原子炉建屋原子炉棟
内の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，第3.4-21表 に示す設計である。

3.4-79

第 3.4-21 表 想定する環境条件
環境条件
温度，圧力，湿度，放射線

対応
設 置 場 所 で あ る 原 子炉建 屋 原 子 炉 棟 で 想 定 され る 温 度 ， 圧
力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。

屋外の天候による影響
海水を通水する系統への影響

屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
海水を通水しない。
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しない

地震

設 計 と す る （ 詳 細 は 「 2.1.2 耐 震 設 計 の 基 本 方 針 」 に 示す）。

風（台風），竜巻，積原子炉建屋原子炉棟に設置するため，風（台風），竜巻，積雪，火山

雪及び火山の影響は受けない。

電磁的障害

重大事故等が発生した場合においても電磁波に影響を受けない設計とする。

また，低圧炉心スプレイ系は中央制御室にて操作可能な設計である。
低圧炉心スプレイ系の系統構成及び運転に必要な機器の操作は，中央制御室で実施することから，操作位置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作可能である。
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
低圧炉心スプレイ系については，設計基準事故対処設備として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等においても使用する設計である。また，また，低圧炉心スプレイ系ポンプについては，テストラインにより系統の機能・性能検査が可能な設計である。また，原子炉の停止中に分解検査及び外観検査が実施可能な設計である。
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
3.4-80

3.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備【48条】【設置許可基準規則】(最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備)
第四十八条

発電用原子炉施設には，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必要な設備を設けなければならない。

(解釈)１

第48条に規定する「最終ヒートシンクへ熱を輸送するために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
ａ）炉心の著しい損傷等を防止するため，重大事故防止設備を整備すること。
ｂ）重大事故防止設備は，設計基準事故対処設備に対して，多重性又は多様性及び独立性を有し，位置的分散を図ること。
ｃ）取水機能の喪失により最終ヒートシンクが喪失することを想定した
上で ，BWRに おい て は， サプ レ ッシ ョン ・プ ール へ の熱 の蓄 積に より，原子炉冷却機能が確保できる一定の期間内に，十分な余裕を持って所内車載代替の最終ヒートシンクシステム(UHSS)の繋ぎ込み及び最終的な熱の逃がし場への熱の輸送ができること。加えて，残留熱除去系(RHR)の使用が不可能な場合について考慮すること。
また，PWRにおいては，タービン動補助給水ポンプ及び主蒸気逃が3.5-1

し弁による2次冷却系からの除熱により，最終的な熱の逃がし場への熱の輸送ができること。
ｄ）格納容器圧力逃がし装置を整備する場合は，本規程第50条1b)に準ずること。また，その使用に際しては，敷地境界での線量評価を行う
こと。

3.5-2

3.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

3.5.1

設置許可基準規則第48条への適合方針

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も，炉心の著しい損傷及び格納容器の破損（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
クへ熱を輸送する設備として，緊急用海水系，格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系を設ける。

(1)

緊急用海水系の設置（設置許可基準規則解釈の第1項ａ），ｂ），ｃ））
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も，炉心の著しい損傷及び格納容器の破損（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設備として，緊急用海水系を設ける。
緊急用海水系は，津波の影響を受けない水密化した地下格納槽に設置する常設のポンプ等で構成する。

緊急用海水系の設計基準事故対処設備に対する多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散については3.5.2.1.3項に詳細を示す。

(2)

格納容器圧力逃がし装置の設置（設置許可基準規則解釈の第1項ａ），
ｂ），ｃ），ｄ））
設計基準事故対処備が有する最終ヒートシンクへ熱を輸送機能が喪失した場合においても，炉心の著しい損傷等を防止するため ，格納容器圧力逃がし装置を設置する。
当該設備は，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が使用不可能な
3.5-3

場合に使用する設計とし，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格
納容器スプレイ冷却系）に対する多様性，独立性及び位置的分散を図った設計とする。（格納容器圧力逃がし装置の多様性，独立性及び位置的分散については，3.5.2.2.2項に詳細を示す。）

また，当該設備は設置許可基準規則第50条解釈の第1項ｂの要求を満たすものとする。（設置許可基準規則第50条に対する適合方針に関しては，「3.7

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備（設置許可基準

規則第50条に対する設計方針を示す章）」に示す。）
当該設備を使用してベントを実施した場合に放出される想定放射性物質の放出量に対して，予め敷地境界での線量評価を行うこととする。また，敷地境界を含む原子力発電所周辺の放射性物質の濃度及び放射線量を監視，測定する設備を設けるものとする。（発電所敷地境界での線量監視設
備に関しては，「3.17監視測定設備（設置許可基準規則第60条に対する設計方針を示す章）」に示す。）(3)

耐圧強化ベント系の設置（設置許可基準規則解釈の第1項ａ），ｂ），
ｃ），ｄ））
設計基準事故対処備が有する最終ヒートシンクへ熱を輸送機能が喪失した場合においても，炉心の著しい損傷等を防止するため，耐圧強化ベント系を設置する。
当該設備は，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が使用不可能な場合に使用する設計とし，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格
納容器スプレイ冷却系）に対する多様性，独立性及び位置的分散を図った設計とする。（耐圧強化ベント系の設計基準事故対処設備多様性，独立性
3.5-4

及び位置的分散については，3.5.2.4.2項に詳細を示す。）

当該設備を使用してベントを実施した場合に放出される想定放射性物質の放出量に対して，予め敷地境界での線量評価を行うこととする。また，
実際に重大事故等発生した場合に，敷地境界を含む原子力発電所周辺の放射性物質の濃度及び放射線量を監視，測定する設備を設けるものとする。
（発電所敷地境界での線量監視設備に関しては，「3.17監視測定設備（設置許可基準規則第60条に対する設計方針を示す章）」に示す。）
また，炉心損傷後に代替循環冷却系を長期使用した場合に，格納容器内で発生する水素及び酸素によって格納容器が水素爆発することを防止するため，適切なタイミングにて格納容器内の雰囲気ガスを排気するためにも使用する。（本設備については，「3.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備（設置許可基準規則第52 条に対する設計方針を示す章）」に示す。）

その他，設計基準事故対処設備であるが，想定される重大事故等においてその機能を考慮するため，以下の設備を重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置付ける。

(4)

残留熱除去系
残留熱除去系は，通常の原子炉停止時及び原子炉隔離時の崩壊熱及び残留熱の除去，原子炉冷却材喪失時の炉心冷却等を目的とし設置される設備
であり，想定される重大事故等時においては，弁の切り替え操作によって以下の4系統を使用する。
ａ．原子炉停止時冷却系
3.5-5

ｂ．低圧注水系
ｃ．格納容器スプレイ冷却系
ｄ．サプレッション・プール水冷却系

原子炉停止時冷却系については，「3.4原子炉冷却材圧力バウンダリ

低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備（設置許可基準規則第47条に対する設計方針を示す章）」，格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール水冷却系については，「3.6原子炉格納容器内の冷却等のための設備（設置許可基準規則第49条に対する設計方針を示す章）」で示す。
なお，低圧注水系については，「3.4原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備（設置許可基準規則第47条に対する設計方針を示す章）」で示す。

また，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格納容器の破損を防止するための自主対策設備として，以下を整備する。

(5)

代替残留熱除去系海水系
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及び緊急用海水系の機能が喪失した際に，炉心の著しい損傷及び格納容器の破損（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設備として，代替残留熱除去系海水系を整備する。
本設備は，車両の移動，設置及びホース接続等に時間を要し，想定する事
故シーケンスに対して有効性を確認できないが，代替循環冷却系が使用可能
3.5-6

であれば，原子炉を冷却する手段として有効であり，可搬型代替注水大型ポンプ，流路である配管・弁，燃料設備である可搬型設備用軽油タンク，タン
クローリで構成され，流路を通じて残留熱除去系熱交換器に海水を供給し冷却を行う設計とする。

3.5-7

3.5.2

重大事故等対処設備

3.5.2.1

緊急用海水系

3.5.2.1.1

設備概要

緊急用海水系は，残留熱除去系海水系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，この機能を代替し，原子炉圧力容器及び格納容器からの除熱を行う設計とする。
本系統は，常設の縦型ターボポンプにより残留熱除去系海水系配管を通じて 残 留 熱 除 去系 熱 交 換 器 に 海 水 を供 給 し ， 残 留 熱 除 去系 （ サ プ レ ッ ション・プール冷却系，格納容器スプレイ冷却系及び原子炉停止時冷却系）と連携して原子炉圧力容器及び格納容器からの除熱を行うものであり，緊急用海水ポンプ，配管，弁等で構成され，地下埋設の水密化された鉄筋コン
クリート製格納槽に設置する設計とする。
本系統全体の概要図を第3.5-1図に，本系統に属する重大事故等対処設備
を第3.5-1表に示す。
本設備は，中央制御室での操作により，ポンプの起動，弁の開閉を実施し，系統構成を行い運転する設計とする。

3.5-8

・ 電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準
規則第57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・ 計装設備については「3.15 計測設備（設置許可基準
規則第58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

原子炉建屋原子炉棟

屋外
残留熱除去系
海水ポンプＢ系

RHR(B)ポンプ室空調
RHR(C)ポンプ室空調
RHR(B)ポンプメカクーラー
RHR(C)ポンプメカクーラー
格納容器内ガス監視系(B)MO
残留熱除去系
熱交換器(B)

MO

⑥

MO

MO

⑪

④

⑦

⑨

MO

地下格納槽
MO

代替燃料プール
冷却系熱交換器

緊急用
海水ポンプＡ

ストレーナ

③

⑧

MO

MO

MO

①
⑤

②
緊急用
海水ポンプＢMO⑩

RHR(A)ポンプ室空調
LPCSポンプ室空調
RCICポンプ室空調
RHR(A)ポンプメカクーラー
LPCSポンプメカクーラー
格納容器内ガス監視系(A)MO

残留熱除去系
熱交換器(A)

海へ

残留熱除去系
海水ポンプＡ系

機器名称

機器名称

①

緊急用海水ポンプ(Ａ)⑦

緊急用海水系代替ＦＰＣ系隔離弁②

緊急用海水ポンプ(Ｂ)⑧緊急用海水系代替ＦＰＣ系出口弁（Ａ）系③

緊急用海水系RHR（Ａ）系熱交換器隔離弁⑨

緊急用海水系代替ＦＰＣ系出口弁（Ｂ）系④

緊急用海水系RHR（Ｂ）系熱交換器隔離弁⑩

残留熱除去系−緊急用海水系系統分離弁（Ａ）系⑤

緊急用海水系RHR（Ａ）系補機隔離弁⑪

残留熱除去系−緊急用海水系系統分離弁（Ｂ）系⑥

緊急用海水系RHR（Ｂ）系補機隔離弁

第3.5-1図

緊急用海水系

系統概要図（残留熱除去系海水系Ａ系及び代替燃料プール冷却系供給時）

3.5-9

第3.5-1表

緊急用海水系（常設）に関する重大事故等対処設備一覧

設備区分

設備名

主要設備

緊急用海水ポンプ【常設】附属設備

緊急用海水ストレーナ【常設】

水源

−

流路

緊急用海水系配管・弁【常設】残留熱除去系熱交換器【常設】残留熱除去系海水系配管・弁【常設】

注水先−

電源設備 *1

常設代替交流電源設備【常設】軽油貯蔵タンク【常設】常設代替交流電源設備用燃料移送ポンプ【常設】緊急用Ｍ／Ｃ【常設】緊急用Ｐ／Ｃ【常設】緊急用ＭＣＣ【常設】計装設備 *2

緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）【常設】
緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）【常設】
サプレッション・プール水温度【常設】緊急用海水系流量（代替燃料プール冷却系熱交換器）【常設】＊1:単線結線図を補足資料2に示す。電源設備については，「3.14電源設備(設置許可基準規則第57条に対する設計方針を示す章)」で示す。
＊2:主要設備を用いた炉心損傷防止及び格納容器破損防止対策を成功させるために把握することが必要な原子炉施設の状態。計測制御設備については「3.15計装設備(設置許可基準規則第58条に対する設計方針を示す章)」で示す。

3.5-103.5.2.1.2

主要設備の仕様(1) 緊急用海水ポンプ
種類

：ターボ型

容量

：約844m ３ ／h

全揚程

：約130m

最高使用圧力 ：2.45MPa[gage]
最高使用温度 ：38℃
個数

：1（予備1）

使用箇所：地下格納槽電動機出力：510kW

3.5.2.1.3

多様性，独立性及び位置的分散の確保

緊急用海水系は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系海水系と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，第3.5-2表で示す通り多様性，
位置的分散を図った設計とする。緊急用海水ポンプは，残留熱除去系海水系
ポンプと位置的分散された地下格納槽に設置する設計とする。また，サポー
ト系として，冷却水は自己冷却とすることで，サポート系起因により残留熱除去系海水系ポンプの冷却水と同時に機能喪失しない設計とし，電源については，常設代替交流電源設備を使用することで，残留熱除去系海水系ポンプの電源（非常用ディーゼル発電機）と同時に機能喪失しない設計とする。
残留熱除去系海水系と緊急用海水系の独立性については，第3.5-3表で示す通り，地震，津波，火災，溢水により同時に故障することを防止するために独立性を確保する設計とする。

なお，静的機器である残留熱除去系海水系配管及び動的機器である弁につ
3.5-11

いては，設計基準事故対処設備と重大事故等対処設備とで兼用しているが，静的機器の故障が系統機能喪失確率に与える影響は軽微であること及び動的機器である弁については，定期的な点検等による健全性の確認，異なる電源
設備から電源を供給する設計及び必要に応じて現場での手動操作も可能な設計とすることを考慮し，可能な限り多様性を確保する設計とする。

第3.5-2表

多様性，多重性及び位置的分散

設計基準事故対処設備

重大事故防止設備

残留熱除去系海水系

緊急用海水系項目

残留熱除去系海水系ポンプ

緊急用海水ポンプ

屋外

地下格納槽

水源

海水

海水

駆動用空気

不要

不要

潤滑油

不要(内包油)不要（内包油）

冷却水不要(自己冷却)不要(自己冷却)駆動電源

非常用ディーゼル発電機

常設代替交流電源設備

ポンプ

3.5-12

第3.5-3表

設計基準事故対処設備との独立性

設計基準事故対処設備

重大事故防止設備

残留熱除去系海水系

緊急用海水系

項目

設計基準事故対処設備の残留熱除去系海水系は耐震Ｓクラス設
地震計とし，重大事故防止設備である緊急用海水系は基準地震動Ｓｓ
で機能維持できる設計とすることで，基準地震動Ssが共通要因となり故障することのない設計とする。

設計基準事故対処設備の残留熱除去系海水系は防潮堤及び浸水防止設備の設置により，重大事故防止設備の緊急用海水系は，防津波
共通要因故障潮堤及び浸水防止設備の設置に加え，水密化された地下格納槽に設置することで，津波が共通要因となって故障することのない設計とする。

設計基準事故対処設備の残留熱除去系海水系と，重大事故防止
火災設備である緊急用海水系は，火災が共通要因となり故障することのない設計とする（「共-7重大事故の内部火災に対する防護方

針について」に示す）。

設計基準事故対処設備の残留熱除去系海水系と，重大事故防止
溢水設備である緊急用海水系は，溢水が共通要因となり故障することのない設計とする（「共-8重大事故の内部溢水に対する防護方

針について」に示す）。

3.5-13

3.5.2.1.4

設置許可基準規則第43条への適合方針

3.5.2.1.4.1(1)(ⅰ)

設置許可基準規則第43条第1項への適合方針

環境条件及び荷重条件(設置許可基準規則第43条第1項一)要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

緊急用海水ポンプは，地下格納槽に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，格納槽の環境条件を考慮し，以下の第3.5-4表の設計とする。
緊急用海水ポンプは，降水及び凍結により機能を損なわない設計とするとともに，使用時，常時海水を通水することから，耐腐食性材料を使用する。また，異物流入防止を考慮した取水路形状等の設計により異物の流入を防止する設計とする。
(48-5-1,2)

3.5-14

第3.5-4表

想定する環境条件及び荷重条件

考慮する外的事象

対応

温度，圧力，湿度，放 設置場所である地下格納槽内で想定される温度，圧力，湿度及射線

び放射線条件に耐えられる性能を確認した機器を使用する。

屋外の天候による影響

地下格納槽に設置することにより，天候による影響は受けない設計とする。

海水を通水する系統へ 海水を通水するため，耐腐食性材料の使用により影響を受けない設計とする。

の影響

適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しない設地震計とする。（詳細は「2.1.2

耐震設計の基本方針」に示す。）
風 ( 台 風 ) ， 竜 巻 ， 積 地下格納槽内に設置することにより，風（台風），竜巻，積雪
雪，火山の影響

電磁的影響

(2)
(ⅰ)

及び火山の影響を受けない設計とする。
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

操作性(設置許可基準規則第43条第1項二)要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるもの
であること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

緊急用海水ポンプは，中央制御室にある緊急用海水ポンプのスイッチ

3.5-15

操作で起動する設計とする。
中央制御室の操作スイッチを操作するに当たり，運転員のアクセス性，
操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，それぞれの操作対象については，機器の識別が可能な銘板の取り付け等により識別可能とし，運転員の操作・監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。
その他操作が必要な電動弁である緊急用海水系ＲＨＲ熱交換器隔離弁，緊急用海水系ＲＨＲ系補機隔離弁，緊急用海水系代替ＦＰＣ系隔離弁及び残留熱除去系熱交換器海水出口流量調節弁については，中央制御室でのスイッチ操作により，遠隔で弁を開閉することが可能な設計とする（上記機器には，それぞれＡ系及びＢ系がある（以下，(4)切り替えの容易性，(5)悪影響の防止において同じ）。第3.5-5表に操作対象機器の操作場所を示す。
(48-4-1)

第3.5-5表
機器名称

操作対象機器

状態の変化

操作場所

操作方法

緊急用海水ポンプ（Ａ）

起動停止

中央制御室

スイッチ操作※緊急用海水ポンプ（Ｂ）

起動停止

中央制御室

スイッチ操作※緊急用海水系ＲＨＲ（Ａ）系熱弁閉→弁開
交換器隔離弁中央制御室

スイッチ操作※緊急用海水系ＲＨＲ（Ｂ）系熱弁閉→弁開交換器隔離弁中央制御室

スイッチ操作※緊急用海水系ＲＨＲ（Ａ）系補
弁閉→弁開
機隔離弁

中央制御室

スイッチ操作※緊急用海水系ＲＨＲ（Ｂ）系補
弁閉→弁開
機隔離弁

中央制御室

スイッチ操作※緊急用海水系代替ＦＰＣ系隔離
弁閉→弁開
弁

中央制御室

スイッチ操作※

3.5-16

機器名称

状態の変化

操作場所

操作方法

緊急用海水系代替ＦＰＣ系海水調整開出口流量調整弁（Ａ）系

中央制御室

スイッチ操作※緊急用海水系代替ＦＰＣ系海水調整開出口流量調整弁（Ｂ）系

中央制御室

スイッチ操作※残留熱除去系熱交換器（Ａ）海調整開
水出口流量調節弁

中央制御室

スイッチ操作※残留熱除去系熱交換器（Ｂ）海調整開
水出口流量調節弁

中央制御室

スイッチ操作※残留熱除去系−緊急用海水系系
弁閉→弁開
統分離弁（Ａ）系

中央制御室

スイッチ操作※残留熱除去系−緊急用海水系系
弁閉→弁開
統分離弁（Ｂ）系

中央制御室

スイッチ操作※※必要に応じ駆動部のハンドルで手動開閉も可能。

(3)
(ⅰ)

試験及び検査(設置許可基準規則第43条第1項三)
要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

緊急用海水系は，第3.5-6表に示すように停止中に，原子炉運転中に機能・性能検査及び弁動作確認を，また，原子炉停止中に機能・性能検査，弁動作確認及び分解検査が可能な設計とする。
緊急用海水ポンプは，原子炉停止中に，分解検査としてポンプ部品（主軸，軸受，羽根車等）の状態を確認する分解検査が可能な設計とす

3.5-17

る。弁については，弁体等の部品の状態を確認する分解検査が可能な設計とする。分解検査においては，非破壊検査により，性能に影響を及ぼす指示模様の有無を確認する。また，目視により，性能に影響を及ぼす恐れのあるき裂，打こん，変形及び摩耗の有無を確認する。
また，緊急用海水ポンプは，原子炉運転中又は原子炉停止中に，ポンプを運転することにより，ポンプの吐出圧力・流量の確認に加え，運転時の振動，異音，異臭及び漏えいの確認が可能な設計とする。弁については，原子炉運転中又は原子炉停止中に弁動作確認を実施することで弁開閉動作の確認が可能な設計とする。ポンプ及び系統配管・弁について
は，機能・性能検査等に合わせて外観及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
(48-6-3)

第3.5-6表
原子炉の状態項目
機能・性能検査

運転中
弁動作確認
機能・性能検査

停止中

試験・検査内容

弁動作確認

分解検査

内容
ポンプ運転性能，ポンプ及び系統配管・弁の漏えい確認，外観の確認
弁開閉動作の確認
ポンプ運転性能，ポンプ及び系統配管・弁の漏えい確認，外観の確認
弁開閉動作の確認
ポンプまたは弁の部品の表面状態について，浸透探傷試験及び目視により確認

3.5-18(4)(ⅰ)

切り替えの容易性(設置許可基準規則第43条第1項四)
要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設
備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

緊急用海水ポンプは，本来の用途以外の用途には使用しない。
なお，残留熱除去系海水系から緊急用海水系へ切替えるために必要な操作については，緊急用海水系ＲＨＲ熱交換器隔離弁，緊急用海水系ＲＨＲ系補機隔離弁，緊急用海水系代替FPC系隔離弁を開操作し，残留熱除去系熱交換器海水出口流量調節弁を調整開操作することで速やかに切り替えられる設計とする。
これにより第3.5-2図で示すタイムチャートの通り速やかに切り替えが可能である。
(48-4-1，48-5-1)

3.5-19

第3.5-2図

緊急用海水系タイムチャート*＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての1.5で示すタイムチャート

(5)
(ⅰ)

悪影響の防止(設置許可基準規則第43条第1項五)
要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響等防止について」に示す。

緊急用海水系は，緊急用海水系ＲＨＲ熱交換器隔離弁，緊急用海水系
ＲＨＲ系補機隔離弁及び緊急用海水系代替ＦＰＣ系隔離弁を，第3.5-7
表で示す通り閉運用しておくことで，接続先の系統と分離された状態で保管することとする。
また系統運転時には残留熱除去系海水系と緊急用海水系を同時に使用しない運用とすること及び隔離弁近傍に逆止弁を設けることで，相互の機能に影響を及ぼさない構成とする。
(48-5-1)

3.5-20第3.5-7表
取合系統

他系統との隔離弁

系統隔離弁

駆動方式

緊急用海水系ＲＨＲ（Ａ）系熱交換器隔離弁
緊急用海水系ＲＨＲ（Ｂ）系熱交換器隔離弁
残 留 熱 除 去 系 海 緊急用海水系ＲＨＲ（Ａ）系補水系

機隔離弁
緊急用海水系ＲＨＲ（Ｂ）系補機隔離弁
緊急用海水系代替ＦＰＣ系隔離
弁

動作

電動弁※

通常時閉

電動弁※

通常時閉

電動弁※

通常時閉

電動弁※

通常時閉

電動弁※

通常時閉

※駆動部のハンドルで手動開閉も可能。

(6)
(ⅰ)

設置場所(設置許可基準規則第43条第1項六)要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

緊急用海水系の系統構成に必要な機器の設置場所を第3.5-8表に示す。
これらの操作は全て炉心損傷前の操作となり，想定される事故時における放射線量は高くない。

3.5-21

(48-4-1，48-5-1)

第3.5-8表

操作対象機器

機器名称

設置場所

操作場所

緊急用海水ポンプ（Ａ）

地下格納槽

中央制御室※

緊急用海水ポンプ（Ｂ）

地下格納槽

中央制御室※

緊急用海水系ＲＨＲ（Ａ）系

原子炉建屋原子炉棟地

熱交換器隔離弁

下1階

緊急用海水系ＲＨＲ（Ｂ）系

原子炉建屋原子炉棟地

熱交換器隔離弁

下1階

緊急用海水系ＲＨＲ（Ａ）系

原子炉建屋原子炉棟地

補機隔離弁

下1階

緊急用海水系ＲＨＲ（Ｂ）系

原子炉建屋原子炉棟地

補機隔離弁

下1階

緊急用海水系代替ＦＰＣ系隔離弁

原子炉建屋原子炉棟地
下1階

中央制御室※
中央制御室※
中央制御室※
中央制御室※
中央制御室※

緊急用海水系 代替ＦＰＣ系海水出口流 原子炉建屋原子炉棟地
中央制御室※
量調整弁（Ａ）系
下1階
緊急用海水系 代替ＦＰＣ系海水出口流 原子炉建屋原子炉棟地
中央制御室※
量調整弁（Ｂ）系
下1階
残留熱除去系 熱交換器（Ａ）海水出口 原子炉建屋原子炉棟地
中央制御室※
流量調節弁
下1階
残留熱除去系 熱交換器（Ｂ）海水出口 原子炉建屋原子炉棟地
中央制御室※
流量調節弁
下1階
残留熱除去系 −緊急用海水系系統分離 原子炉建屋原子炉棟地
中央制御室※
弁（Ａ）系
下1階
残留熱除去系 −緊急用海水系系統分離 原子炉建屋原子炉棟地
中央制御室※
弁（Ｂ）系
下1階※駆動部のハンドルで手動開閉も可能。

3.5-22

3.5.2.3.4.2

設置許可基準規則第43条第2項への適合状況(常設重大事故等対処設備の安全設計方針に対する適合性)（1）

容量（設置許可基準規則第43条第2項一）

（ⅰ）

要求事項
想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。

（ⅱ）

適合性

基本方針については，「2.3.3

容量等」に示す。

緊急用海水ポンプは，設計基準事故対処設備が有する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格納容器の破損を防止するために必要な容量を有する設計とする。
容量としては，残留熱除去系海水系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でも，格納容器ベントを行うことなく格納容器からの除熱が可能な容量とし，ポンプ1台当たり834m ３ ／h以上を供給可能な設計とする。
緊急用海水ポンプの揚程は，ポンプ1台運転で834m ３ ／h以上の海水供給時の圧損（水源である海と供給先（残留熱除去系熱交換器等）の圧力差，静水頭，機器圧損，配管及び弁類圧損）を考慮し，約130mの揚程を確保可能な設計とする。
（47-7-1〜3）（2）

共用の禁止（設置許可基準規則第43条第2項二）

（ⅰ）

要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発
3.5-23

電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでな
い。

（ⅱ）

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。
緊急用海水ポンプは，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。

（3）

設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第43条第2項

三）
（ⅰ）

要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。

（ⅱ）

適合性

基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

緊急用海水系は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系海水系に対し，多重性又は多様性，位置的分散を図る設計としている。これらの詳細について
は，3.5.2.1.3 項に記載のとおりである。

3.5-24

3.5.2.2

格納容器圧力逃がし装置

3.5.2.2.1

設備概要

格納容器圧力逃がし装置は，設計基準事故対処設備の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であり，かつ残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の使用が不可能な場合に，炉心の著しい損傷又は格納容器破損(第48条（最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備）においては，
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，大気を最終ヒートシンクとして熱を輸送するために重大事故防止設備として設けるものであり，フィルタ装置，耐圧強化ベント系配管・弁等で構成する。
本系統全体の概要図を第3.5-3図に，本設備に属する重大事故等対処設備を
第3.5-9表に示す。
格納容器圧力逃がし装置の詳細は，「3.7原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備(格納容器圧力逃がし装置)について」で示す。
排気筒

換気空調系へ

RE

水素濃度計
H2E

放射線モニタ

AO

圧力開放板

AO

MO

格納容器

MO
＊2

耐圧強化
ベント系
AO
＊2

MO

遠隔人力
操作機構

原子炉建屋
ガス処理系へ

＊3

＊1
＊3

RE
窒素供給
ライン

MO

＊5

AO

MO

原子炉圧力容器

＊4

AO

＊4
＊5

ドライウェルMO＊1

サプレッション・チェンバ

フィルタ装置

AO
MO

補給水
ライン

廃棄物
処理設備へ

附属室
MO

原子炉建屋附属棟

原子炉建屋原子炉棟

フィルタ装置格納槽

第3.5-3図

格納容器圧力逃がし装置系統概要図
3.5-25

第3.5-9表

格納容器圧力逃がし装置の設備一覧

設備区分
主要設備

設備名
フィルタ装置【常設】圧力開放板【常設】
遠隔人力操作機構【常設】
可搬型窒素供給装置【可搬】
移送ポンプ【常設】フィルタ装置遮蔽【常設】附属設備

配管遮蔽【常設】
二次隔離弁操作室【常設】二次隔離弁操作室遮蔽【常設】二次隔離弁操作室

空気ボンベユニット（空気ボンベ）【可搬】

二次隔離弁操作室

空気ボンベユニット（配管・弁）【常設】

可搬型代替注水大型ポンプ【可搬】
水源

代替淡水貯槽【常設】
淡水貯水池【常設】不活性ガス系配管・弁【常設】耐圧強化ベント系配管・弁【常設】流路

格納容器圧力逃がし装置配管・弁【常設】
格納容器【常設】
真空破壊弁(Ｓ／Ｃ→Ｄ／Ｗ)【常設】

注水先−

3.5-26

設備区分

設備名
常設代替交流電源設備
常設代替高圧電源装置【常設】軽油貯蔵タンク[常設]常設代替交流電源設備用燃料移送ポンプ【常設】緊急用Ｍ／Ｃ【常設】緊急用Ｐ／Ｃ【常設】緊急用ＭＣＣ【常設】緊急用電源切替盤【常設】所内常設直流電源設備
緊急用直流125V充電器【常設】電源設備 *1

緊急用直流125V配電盤【常設】緊急用直流125V計装用分電盤【常設】緊急用電源切替盤【常設】
可搬型代替直流電源設備
可搬型代替低圧電源車【可搬】
可搬型設備用軽油タンク【常設】タンクローリ【可搬】
可搬型整流器【可搬】
可搬型整流器用変圧器【常設】
可搬型代替低圧電源車接続盤【常設】
可搬型代替直流電源設備用電源切替盤【常設】緊急用直流125V蓄電池【常設】フィルタ装置水位【常設】フィルタ装置圧力【常設】フィルタ装置スクラビング水温度【常設】フィルタ装置出口放射線モニタ(高レンジ・低レンジ)【常設】

計装設備

*2

フィルタ装置入口水素濃度【常設】ドライウェル雰囲気温度【常設】サプレッション・チェンバ雰囲気温度【常設】ドライウェル圧力【常設】サプレッション・チェンバ圧力【常設】＊1：単線結線図を補足資料50-2に示す。電源設備については「3.14電源設備(設置許可基準規則第57条に対する設計方針を示す章)」で示す。
＊2：主要設備を用いた炉心損傷防止及び格納容器破損防止対策を成功させるために把握することが必要な原子炉施設の状態。計装設備については「3.15計測設備(設置許可基準規則第58条に対する設計方針を示す章)」で示す。

3.5-27

3.5.2.2.2

多様性，独立性及び位置的分散の確保

格納容器圧力逃がし装置は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系(格納容器スプレイ冷却系)と同時にその機能が損なわれる恐れがないよう，第3.5-10表に示すとおり多様性又は多重性，及び位置的分散を図った設計とする。
また，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）との独立性については，
第3.5-11表で示すとおり地震，津波，火災，溢水により同時に故障することを防止するために独立性を確保する設計とする。
また，隔離弁の電源については，常設代替交流電源設備より供給する設計とするとともに，遠隔人力操作機構を用いて必要に応じて現場での手動操作も可能な設計とすることで，弁操作における駆動源の多様化を図っている。
また，格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系については，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）と異なり，ポンプや水源等を必要としな
いが，これらの設備を構成する主要設備については，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）に対して位置的分散を図った設計とする。
なお，格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系の配管及び弁の一部については，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の配管及び弁と同一階に設置されているが，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の配管及び弁とは区画された部屋に設置することより，位置的分散が図られた設計とする。

3.5-28

第3.5-10表

多様性又は多重性，位置的分散

設計基準事故対処設備
残留熱除去系(格納容器スプレイ冷却系)

項目

原子炉建屋原子炉棟

ポンプ

残留熱除去系ポンプ(原子炉建屋原子炉棟地下2階)

水源

サプレッション・プール（格納容器）

重大事故防止設備

逃がし装置

耐圧強化ベント系

格納容器圧力逃が原子炉建屋

し装置格納槽

原子炉棟

不要

不要

不要

不要

駆動用空気

不要

不要

不要

潤滑油

不要(内包油)

不要

不要

冷却水

残留熱除去系海水系

不要

不要

不要

不要

駆動電源

非常用ディーゼル発電機（原子炉建屋附属棟地下1階）

3.5-29

第3.5-11表

項目

設計基準事故対処設備との独立性

設計基準事故対処設備

重大事故防止設備

残留熱除去系(格納容器
スプレイ冷却系)

格納容器圧力逃がし装置
耐圧強化ベント系

共通要因故障地震

設計基準事故対処設備の残留熱除去系(格納容器スプレイ冷却系)は耐震Ｓ
クラス設計とし，重大事故防止設備である格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系は基準地震動Ssで機能維持できる設計とすることで，基準地震動Ｓｓが共通要因となり故障することのない設計とする。

津波

設計基準事故対処設備の残留熱除去系(格納容器スプレイ冷却系)は防潮堤及び浸水防止設備の設置により，重大事故防止設備の格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系は，防潮堤及び浸水防止設備の設置に加え，それぞれ，水密化された地下格納槽，原子炉建屋原子炉棟に設置すること
で，津波が共通要因となって故障することのない設計とする。

設計基準事故対処設備の残留熱除去系(格納容器スプレイ冷却系)と，重大火災事故防止設備である格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系は，火災が共通要因となり同時に故障することのない設計とする。詳細は「2.2
火災による損傷の防止」で記載する。

設計基準事故対処設備の残留熱除去系(格納容器スプレイ冷却系)と，重大溢水

事故防止設備である格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系は，溢水が共通要因となり同時に故障することのない設計とする。詳細は「重大事故等対処設備を対象とした溢水防護の基本方針について」で記載する。

3.5-303.5.2.3
3.5.2.3.1

耐圧強化ベント系
設備概要

耐圧強化ベント系は，設計基準事故対処設備の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で，かつ残留熱除去系(格納容器スプレイ
冷却系、サプレッション・プール冷却水系及び原子炉停止時冷却系)の使用が不可能な場合に，格納容器破損を防止するため，大気を最終ヒートシンク
として熱を輸送するために重大事故防止設備として設けるものである。
本設備を使用する際には，サプレッション・チェンバ内でのスクラビング効果が期待できるウェットウェルベントを第一優先とするが，サプレッショ
ン・チェンバ側のベントラインが水没した場合は，ドライウェル側からベントを行う。ドライウェルベントを行った際には，サプレッション・チェンバ内の圧力は真空破壊弁を経由してドライウェルへ排出する。
本設備は配管及び弁等で構成し，格納容器内の雰囲気ガスを不活性ガス系
及び本設備を経由して原子炉建屋ガス処理系へ導き，主排気筒に沿って設置
している原子炉建屋ガス処理系配管を通して大気へ放出する。
本設備は，排出経路配管に放射線検出器を設置することにより，放出された放射性物質濃度を測定することが可能な設計とする。
本設備全体の概要図を第3.5-4図に，本設備に属する重大事故対処設備を
第3.5-12表に示す。
本設備は，中央制御室での弁操作によって格納容器からの排気ラインの流路構成を行うことにより，ベントを実施可能である。また，全電源喪失により中央制御室からの弁操作が不可能となった場合においても，現場での弁操作によりベントを実施することが可能である。

3.5-31

：主要設備排気筒：附属設備

換気空調系へ

AO

⑦

放射線
モニタ
RE

AO

⑧

水素濃度計
H2E

格納容器

⑤

⑥

MO

MO
※2

耐圧強化
ベント系
AO

AO

AO

⑨

⑩

原子炉建屋
ガス処理系へ

⑪

AO

※2

⑫
③

AO

④

MO

②

MO

原子炉圧力容器

MO

MO

ドライウェル①

MO
サプレッション・プール※1
窒素ガスボンベ

AO

非常用ガス
処理系フィ
ルタ装置

遠隔人力
操作機構

※1
格納容器
圧力逃がし装置

原子炉建屋附属棟

原子炉建屋原子炉棟

機器名称

機器名称

①

一次隔離弁(サプレッション・チェンバ側)⑦

換気空調系一次隔離弁②

一次隔離弁(ドライウェル側)⑧

換気空調系二次隔離弁

③

二次隔離弁

⑨

原子炉建屋ガス処理系一次隔離弁④

二次隔離弁バイパス弁⑩

原子炉建屋ガス処理系二次隔離弁⑤

耐圧強化ベント系一次隔離弁⑪

非常用ガス処理系フィルタ装置出口隔離弁Ａ⑥

耐圧強化ベント系二次隔離弁⑫

非常用ガス処理系フィルタ装置出口隔離弁Ｂ

第 3.5-4 図

耐圧強化ベント系

3.5-32

系統概要図

第3.5-12表

耐圧強化ベント系の設備一覧

設備区分

設備名

主要設備

−

附属設備

遠隔人力操作機構【常設】水源−
不活性ガス系配管・弁【常設】耐圧強化ベント系配管・弁【常設】流路

原子炉建屋ガス処理系配管・弁【常設】
格納容器【常設】
真空破壊弁(Ｓ／Ｃ→Ｄ／Ｗ)【常設】

注水先−

3.5-33

設備区分

設備名
常設代替交流電源設備
常設代替高圧電源装置【常設】軽油貯蔵タンク[常設]常設代替交流電源設備用燃料移送ポンプ【常設】緊急用Ｍ／Ｃ【常設】緊急用Ｐ／Ｃ【常設】緊急用ＭＣＣ【常設】緊急用電源切替盤【常設】所内常設直流電源設備
緊急用直流125V充電器【常設】電源設備 *1

緊急用直流125V配電盤【常設】緊急用直流125V計装用分電盤【常設】緊急用電源切替盤【常設】
可搬型代替直流電源設備
可搬型代替低圧電源車【可搬】
可搬型設備用軽油タンク【常設】タンクローリ【可搬】
可搬型整流器【可搬】
可搬型整流器用変圧器【常設】
可搬型代替低圧電源車接続盤【常設】
可搬型代替直流電源設備用電源切替盤【常設】緊急用直流125V蓄電池【常設】ドライウェル雰囲気温度【常設】 *2
サプレッション・チェンバ雰囲気温度【常設】 *2

計装設備

格納容器圧力(Ｄ／Ｗ)【常設】 *2
格納容器圧力(Ｓ／Ｃ)【常設】 *2
耐圧強化ベント系放射線モニタ【常設】＊1：電源設備については「3.14電源設備(設置許可基準規則第57条に対する設計方針を示す章)」で示す。単線結線図を補足資料48-2-1に示す。
＊2：主要設備を用いた炉心損傷防止及び格納容器破損防止対策を成功させるために把握することが必要な原子炉施設の状態については，「3.15計測設備(設置許可基準規則
第58条に対する設計方針を示す章)」で示す。

3.5-34

3.5.2.3.2(1)

主要設備の仕様

耐圧強化ベント系(配管及び弁)最高使用圧力0.31MPa[gage]（0.62MPa[gage]（重大事故等時））（不活性ガス系分岐から二次隔離弁まで）
0.014MPa[gage] （0.62MPa[gage]（重大事故等時））（二次隔離弁から非常用ガス処理系分岐まで）最高使用温度171℃（200℃（重大事故等時））（不活性ガス系分岐から二次隔離弁まで）72℃（200℃（重大事故等時））（二次隔離弁から非常用ガス処理系分岐まで）

系統設計流量48,000kg/h（格納容器圧力310kPa[gage]において）系

3.5.2.3.3

統1系統

多重性又は多様性及び独立性，位置的分散の確保

耐圧強化ベント系の多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散の確保については「3.5.2.2.2多重性又は多様性及び独立性，位置的分散の確保」
で示す。

3.5-35

3.5.2.3.4
3.5.2.3.4.1(1)

設置許可基準規則第43条への適合方針
設置許可基準規則第43条第1項への適合方針

環境条件及び荷重条件(設置許可基準規則第43条第1項一)

(ⅰ)

要求事項
想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。

(ⅱ)

適合性
耐圧強化ベント系を構成する機器は，原子炉建屋原子炉棟内に設置されている設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における原子炉建屋原子炉棟内の環境条件を考慮し，以下の第3.5-13表に示す。
(48-4-2〜4，48-5-3)

第3.5-13表

想定する環境条件及び荷重条件

考慮する外的事象
温度，圧力，湿度，
放射線対応
設置場所である原子炉建屋原子炉棟内で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。

屋 外 の 天 候 に よ る 影 屋外に設置するものでないため，天候による影響は受けな響
海水を通水する系統への影響い。

海水を通水することはない。
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しない

地震

ことを確認する。(詳細は「2.1.3耐震設計の基本方針」に示す)

3.5-36

風 (台 風 )， 竜 巻 ， 積 原子炉建屋原子炉棟内に設置するため，風（台風），竜巻，
雪，火山の影響

電磁的障害

積雪及び火山灰荷重の影響は受けない。
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれないことを確認する。

耐圧強化ベント系の操作は，中央制御室にて操作可能な設計とする。

(2)

操作性(設置許可基準規則第43条第1項二)

(ⅰ)

要求事項
想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるもの
であること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

耐圧強化ベント系を使用する際に操作が必要な隔離弁(電動駆動弁及び空気駆動弁)については，重大事故等時の環境条件を考慮し，中央制御室にて操作可能な設計とするとともに，電源喪失時においては，人力での操作により，重大事故等時の環境下においても原子炉建屋原子炉棟
外にて確実に操作が可能となる設計とする。第3.5-14表に操作対象機器を示す。
(48-4-2〜4，48-5-3)

3.5-37

第3.5-14表
機器名称

状態の変化

操作対象機器リスト
操作場所
中央制御室

一次隔離弁

操作方法
スイッチ操作(サプレッション・チ 弁閉→弁開
ェンバ側)

原子炉建屋附属棟1階

中央制御室
一次隔離弁
(ドライウェル側)

二次隔離弁
バイパス弁

耐圧強化ベント系
一次隔離弁

耐圧強化ベント系
二次隔離弁

換気空調系
一次隔離弁
換気空調系
二次隔離弁
原子炉建屋ガス処理
系一次隔離弁
原子炉建屋ガス処理
系二次隔離弁(遠隔人力操作機構)
スイッチ操作弁閉→弁開
原子炉建屋附属棟4階

二次隔離弁

手動操作

手動操作
(遠隔人力操作機構）

弁閉※

中央制御室

スイッチ操作※

弁閉※

中央制御室

スイッチ操作※

中央制御室

スイッチ操作

原子炉建屋附属棟5階

手動操作

中央制御室

スイッチ操作

原子炉建屋附属棟5階

手動操作

弁閉※

中央制御室

スイッチ操作※

弁閉※

中央制御室

スイッチ操作※

弁閉※

中央制御室

スイッチ操作※

弁閉※

中央制御室

スイッチ操作※

弁閉→弁開

弁閉→弁開

3.5-38

機器名称

状態の変化

操作場所

操作方法

非常用ガス処理系
フ ィ ル タ 装 置 出 口 隔 弁閉※

中央制御室

スイッチ操作※中央制御室

スイッヂ操作※離弁Ａ
非常用ガス処理系
フ ィ ル タ 装 置 出 口 隔 弁閉※
離弁Ｂ※ 通常時閉状態の弁であることから，中央制御室にてランプ確認を行う。全閉でないことが確認された場合はスイッチ操作にて閉操作を行う。

(3)
(ⅰ)

試験及び検査(設置許可基準規則第43条第1項三)
要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

第3.5-15表に示すように，格納容器から主排気筒までのラインを構成する電動駆動弁及び空気駆動弁については，原子炉停止中に弁開閉試験を実施することで機能・性能が確認可能な設計とする。原子炉運転中については，弁の開閉試験により系統内の空気が外部に放出されるため，開閉試験は実施しない。

3.5-39

第3.5-15表
原子炉の状態

耐圧強化ベント系の試験及び検査

項目

内容

（弁）

弁部品の分解検査（非破壊検査を含む）

分解検査

又は取替
漏えい確認

（弁）
停止中

機能・性能検査

開閉試験
遠隔操作ハンドルによる操作時の弁，エ（遠隔人力操作機構）

クステンションロッド及び減速機等の動機能・性能検査

(4)
(ⅰ)

作状況確認

切り替えの容易性(設置許可基準規則第43条第1項四)
要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設
備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

耐圧強化ベント系については，本来の用途以外には使用しない設計とする。当該系統を使用する際には，流路に接続される弁(一次隔離弁(サプレッション・チェンバ側又はドライウェル側)及び耐圧強化ベント弁）の開操作を中央制御室より実施することにより，ベントガスを不活性ガ
ス系及び原子炉建屋ガス処理系配管を経由して排気筒へ導くことが可能である。また，電源喪失時においてはこれらの弁を手動操作（遠隔人力操作機構による操作含む。）により原子炉建屋原子炉棟外より人力にて
3.5-40操作可能である。
これにより，第3.5-5図で示すタイムチャートの通り速やかに切り替え操作が可能である。
(48-4-2〜4，48-5-3)

第3.5-5図

耐圧強化ベント系による除熱(Ｓ／Ｃベント)のタイムチャート ＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての1.5で示すタイムチャート。

(5)
(ⅰ)

悪影響の防止(設置許可基準規則第43条第1項五)
要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

耐圧強化ベント系には，不活性ガス系，原子炉建屋ガス処理系及び格納容器圧力逃がし装置が接続されている。

3.5-41

通常時に使用する系統としては第3.5-16表の通り，不活性ガス系及び原子炉建屋ガス処理系があるが，一次隔離弁（サプレッション・チェン
バ側及びドレイウェル側），耐圧強化ベント系一次隔離弁及び耐圧強化
ベント系二次隔離弁を閉状態とすることでこれらの系統とは隔離され，悪影響を防止する。
一方で，重大事故等発生時に耐圧強化ベント系を使用する際に，排気経路を構成するための隔離境界箇所は，第3.5-17表の通りである。原子
炉建屋ガス処理系(非常用ガス処理系フィルタ装置出口側)については，
電源喪失時にはフェイルオープンとなる空気駆動弁であるため，耐圧強化ベント系使用時には閉状態の確認又は閉操作を行うことで悪影響の防止を図る設計とする。
(48-5-3)

第3.5-16表
取合系統

他系統との隔離弁(通常時)

系統隔離弁耐圧強化ベント系

不活性ガス系

一次隔離弁

原子炉建屋ガス処理系

耐圧強化ベント系
二次隔離弁

第3.5-17表
取合系統

駆動方式

動作

電動駆動

通常時閉

電動駆動

通常時閉

他系統との隔離弁(重大事故等時)
系統隔離弁

駆動方式

原子炉建屋ガス処理系

一次隔離弁

空気駆動

換気空調系

一次隔離弁

空気駆動

3.5-42動作
通常時閉
電源喪失時閉通常時閉
電源喪失時閉取合系統
原子炉建屋ガス処理系

系統隔離弁

駆動方式

第一隔離弁

(非常用ガス処理系フィ (フィルタ装置出口隔離弁Ａ 電動駆動
ルタ装置出口側)
格納容器圧力逃がし装置／Ｂ)
二次隔離弁※

電動駆動

動作

通常時閉
電源喪失時開通常時閉※ 耐圧強化ベント使用時に切替操作が必要(中央制御室にて容易に切替可能)

(6)
(ⅰ)

設置場所(設置許可基準規則第43条第1項六)要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

耐圧強化ベント系の系統構成に必要な機器の設置場所，操作場所を第3.5-18表に示す。耐圧強化ベント系を使用する際に操作が必要な隔離弁について，炉心損傷前に耐圧強化ベント系を使用する場合においては，想定される重大事故等時における放射線量は高くないことから，操作が可能である。
(48-4-2〜4，48-5-3)

3.5-43

第3.5-18表
機器名称設
一次隔離弁
(サプレッション・チェンバ側)

操作対象機器設置場所
設置場所

操作場所
中央制御室

原子炉建屋原子炉棟1階
原子炉建屋附属棟1階
中央制御室

一次隔離弁(ドライウェル側)

原子炉建屋原子炉棟4階
原子炉建屋附属棟4階

真空破壊弁

格納容器内

耐圧強化ベント系一次隔離弁

原子炉建屋原子炉棟5階−
中央制御室
原子炉建屋附属棟5階
中央制御室

耐圧強化ベント系二次隔離弁

原子炉建屋原子炉棟5階
原子炉建屋附属棟5階

3.5-44

3.5.2.3.4.2

設置許可基準規則第43条第2項への適合方針(常設重大事故等対処設備の安全設計方針に対する適合性)(1)(ⅰ)

容量(設置許可基準規則第43条第2項一)要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.2

容量等」に示す。

耐圧強化ベント系の設計流量としては，耐圧強化ベントを行う事故後
約16時間後において格納容器内で発生する蒸気を排気し，その熱量分を除熱できるだけの十分な容量として，崩壊熱の1%程度に相当する蒸気流量を排気可能な流量とする。
また，耐圧強化ベント系を重大事故防止設備として使用する場合は，添付書類十「 4.4.2

雰囲気圧力 ・温度 による静的負 荷（格 納容器過圧・加温破損）」に示す有効性評価を踏まえ，格納容器の最高使用圧力
にてベント判断をするものとし，ベント判断からベント開始までの格納容器の圧力上昇を考慮し，0.62MPa[gage]を重大事故等時使用圧力とする。また，この時の格納容器内の温度以上となるように，重大事故等時
使用温度を200℃とする。
(48-7-4〜6)

(2)
(ⅰ)

共用の禁止(設置許可基準規則第43条第2項二)
要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，3.5-45

二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

耐圧強化ベント系は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。

(3)

設計基準基準事故対処設備との多様性(設置許可基準規則第43条第2項

三)
(ⅰ)

要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
設計方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

耐圧強化ベント系は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系(格
納容器スプレイ冷却系)とは構成機器を共用しておらず，また，耐圧強化ベント系及び残留熱除去系(格納容器スプレイ冷却系)が設置されるエ3.5-46

リアは各々区画され，近接していないことから，残留熱除去系(格納容器スプレイ冷却系)と共通要因によって同時に機能が失われることはな
い。
(第3.5-10表)

3.5-47

3.6

原子炉格納容器内の冷却等のための設備【49条】【設置許可基準規則】(原子炉格納容器内の冷却等のための設備)
第四十九条

発電用原子炉施設には，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必要な設備を設けなければならない。
２

発電用原子炉施設には，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，原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために必要な設備を設けなければならな
い。

(解釈)
１

第1項に規定する「原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な設備」及び第2項に規定する「原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。

(1)

重大事故等対処設備ａ）設計基準事故対処設備の格納容器スプレイ注水設備(ポンプ又は水源)が機能喪失しているものとして，格納容器スプレイ代替注水設備を配備すること。
ｂ）上記a)の格納容器スプレイ代替注水設備は，設計基準事故対処設備に対して，多様性及び独立性を有し，位置的分散を図ること。

(2)

兼用

3.6-1

ａ）第1項の炉心損傷防止目的の設備と第2項の格納容器破損防止目的の設備は，同一設備であってもよい。

3.6-2

3.6

原子炉格納容器内の冷却等のための設備

3.6.1

設置許可基準規則第49条への適合方針

設計基準事故対処設備が有する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，格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な設備として，代替格納容器スプレイ冷却系を設ける。
また，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，格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために必要な設備として，代替格納容器スプレイ冷却系を設ける。

(1)

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の設置（設置許可基準規則解釈の第1項（１）ａ））
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，設計基準事故対処設備である
残留熱除去系(格納容器スプレイ冷却系)ポンプの機能喪失又はサプレッション・プール水を水源として使用できない場合に，地下埋設されている常設低圧代替注水系格納槽内に設置される常設低圧代替注水系ポンプを用い，残留熱除去系(格納容器スプレイ冷却系)とは異なる代替淡水貯槽を水源として，ドライウェル内にスプレイすることで格納容器内の圧力及び温度並
びに放射性物質の濃度を低下させることができる設計とする。

3.6-3

(2)

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の設置（設置許可基準規則解
釈の第1項（１）ａ））
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系(格納容器スプレイ冷却系)ポンプの機能喪失又はサプレッ
ション・プール水を水源として使用できない場合においても，炉心の著しい損傷及び格納容器の破損を防止するため，可搬型重大事故等対処設備として代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）を設ける
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，津波の影響を受けない可搬型重大事故等対処設備の西側保管場所及び南側保管場所に保管した可搬型
代替注水大型ポンプを用い，残留熱除去系(格納容器スプレイ冷却系)の水源であるサプレッション・プールとは異なる代替淡水貯槽を水源として，
ドライウェル内にスプレイすることで格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させることができる設計とする。

3.6-4

(3)

代替循環冷却系の設置（設置許可基準規則解釈の第1項（１）ａ））
設計基準事故対処設備である残留熱除去系(格納容器スプレイ冷却系)
ポンプの機能喪失時に，炉心の著しい損傷及び格納容器の破損を防止するため，又は炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，原子炉
圧力容器内に溶融炉心が残存する場合に，代替循環冷却系ポンプにて，サプレッション・プールを水源として，原子炉圧力容器に注水することにより，原子炉又は残存溶融炉心を冷却する。
なお，代替循環冷却系については「3.7原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備（設置許可基準規則第50条に対する設計方針を示す章）」で示す。

(4)設計基準事故対処設備に対する多様性，独立性及び位置的分散の確保（設置許可基準規則解釈の第1項（１）ｂ）
上記(1)及び(2)の重大事故等対処設備である，代替格納容器スプレイ冷
却系（常設），代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系(格納容器スプレイ冷却系)に対し，異なるポンプ（常設低圧代替注水系ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプ），駆動
源(常設代替交流電源設備又はディーゼルエンジン駆動)，冷却源(自己冷却)を用いることで多様性を有する設計とする。また，地震，津波，火災及び溢水が共通要因となり機能喪失しないよう独立性を有する設計とする。
また，常設設備である常設低圧代替注水系ポンプは常設低圧代替注水系格
納槽内に設置し，常設代替交流電源設備は屋外に設置することで，残留熱除去系(格納容器スプレイ冷却系)に対して位置的分散を図った設計とする。
可搬設備である可搬型代替注水大型ポンプについては，西側保管場所及び南側保管場所に保管し，使用時には，屋外から原子炉建屋の異なる面の隣3.6-5接しない位置に設置する接続口に接続可能とすることで，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）に対して位置的分散を図る設計とする。
なお，多様性，独立性及び位置的分散については3.6.2.1.3項，3.6.2.2.3項に詳細を示す。

(4)

兼用について（設置許可基準規則解釈の第1項（２）ａ）
本項における炉心損傷防止目的の設備と格納容器破損防止目的の設備は同一設備とする。

その他，設計基準事故対処設備であるが，想定される重大事故等発生時においてその機能を考慮するため，以下の設備を重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置付ける。

（5）残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）は，サプレッション・プー
ルの水を，残留熱除去系の熱交換器を経由して冷却し，ドライウェル内にスプレイする機能を有する。
本系統は，サプレッション・プールを水源とし，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）ポンプにて，残留熱除去系の熱交換器を経由して冷却し，スプレイヘッダよりドライウェル内にスプレイする。スプレイされた水の水位がベント管口に達した後は，ベント管を通じてサプレッション・
プールに戻り，再びスプレイ水として使用される。

（6）残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）は，サプレッショ
3.6-6

ン・プール水の温度を所定の温度以下に冷却できる機能を有する。
本系統は，サプレッション・プールを水源とし，残留熱除去系（サプ
レッション・プール冷却系）ポンプにて，残留熱除去系の熱交換器を経由して冷却し，サプレッション・プールに戻す。

（7）残留熱除去系海水系
残留熱除去系海水系は，残留熱除去系熱交換器に海水を供給し，残留熱除去系の水と熱交換させることにより，原子炉設備の非常用機器で発生する熱を冷却除去する機能を有する。本系統は，想定される重大事故等発生時においても，非常用機器，残留熱除去機器等の冷却を行うための機能を考慮する。
なお，残留熱除去系海水系については，「3.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備（設置許可基準規則第48条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.6-7

また，格納容器内を冷却するための自主対策設備として，以下を整備する。

(8)

消火系を用いた代替格納容器スプレイ冷却の実施
設計基準事故対処設備である残留熱除去系(格納容器スプレイ冷却系)ポンプ及び常設低圧代替注水系ポンプが機能喪失した場合，炉心の著しい損
傷及び格納容器の破損を防止するため，自主対策設備として消火系を用いた格納容器スプレイ手順を整備する。
本系統は，耐震Ｓクラス設計ではないが，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）とは異なる淡水タンク（多目的タンク及びろ過水貯蔵タンク）を水源とし，電動駆動消火ポン
プ又はディーゼル駆動消火ポンプを用い，残留熱除去系(格納容器スプレ
イ冷却系)を通じて，スプレイヘッダより格納容器内にスプレイする設計
とする。

3.6-8

(9)

補給水系を用いた代替格納容器スプレイ冷却の実施
設計基準事故対処設備である残留熱除去系(格納容器スプレイ冷却系)ポンプ及び常設低圧代替注水系ポンプが機能喪失した場合，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，自主対策設備として補給水系を用いた格納容器スプレイ手順を整備する。
本系統は，耐震Ｓクラス設計ではないが，残留熱除去系(格納容器スプ
レイ冷却系)及び代替格納容器スプレイ冷却系とは異なる復水貯蔵タンク
を水源とし，復水移送ポンプを用い，復水移送系，消火系及び残留熱除去
系(格納容器スプレイ冷却系)を通じてスプレイヘッダより格納容器内にスプレイする設計とする。

（10）ドライウェル内ガス冷却装置による格納容器除熱
残留熱除去系(格納容器スプレイ冷却系)及び代替格納容器スプレイ冷却系等の復旧ができず，格納容器の除熱手段がない場合に，格納容器内へ冷却水を供給後，格納容器内ガス冷却装置送風機により格納容器を除熱する
手順を整備する。本設備は，耐震Ｓクラスではなく，除熱量も小さいが，常設代替交流電源設備により原子炉補機冷却水系を復旧し，格納容器内への冷却水通水及びドライウェル内ガス冷却装置送風機の起動が可能である
場合，格納容器内の除熱手段の一つとして有効である。
なお，ドライウェル内ガス冷却装置は，冷却水の供給を継続することで，送風機を停止状態としても，ドライウェル内ガス冷却装置冷却コイル表面
で格納容器内部の蒸気を凝縮し，格納容器の圧力上昇を緩和することが可能である。

また，技術的能力審査基準への適合のため，復旧手順として以下を整備す
3.6-9

る。

（11）復旧手段
設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）が全交流動力電源喪失により起動できない場合に，常設代替交流電源設備を用いて残留熱除去系（格納容器スプ
レイ冷却系）ポンプ及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
ポンプの電源を復旧する手順を整備する。なお，電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」
で示す。また，炉心の著しい損傷防止のための残留熱除去系（格納容器ス
プレイ冷却系）復旧の手順については，「1.6原子炉格納容器内の冷却等のための手順等」の以下の項目で示す。
a.炉心の著しい損傷損傷防止のための対応手順
1.6.2 重大事故等等発生時の手順 1.6.2.1 (2) a. (a) 残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）ポンプ電源復旧後の格納容器除熱及び(b)残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）ポンプ電源復旧後のサプレッション・プール除熱
b.格納容器破損を防止するための対応手順
1.6.2 重大事故等等発生時の手順 1.6.2.2 (2) a. (a) 残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）電源復旧後の格納容器除熱及び(b) 残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）ポンプ電源復旧後のサプレッ
ション・プール除熱

3.6-103.6.2

重大事故等対処設備

3.6.2.1
3.6.2.1.1

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）主要設備

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の有する原子炉の冷却機能が喪失した場合に，この機能を代替し，炉心の著しい損傷及び格納容器の破損を防止するため，格納容器内を冷却することを目的として設置するものである。
本系統は，常設低圧代替注水系ポンプ，電源設備である常設代替交流電源
設備，水源である代替淡水貯槽，流路である代替格納容器スプレイ冷却系（常設）配管・弁，残留熱除去系配管・弁・スプレイヘッダ及び注入先である格納容器等から構成される。
重大事故等発生時においては，代替淡水貯槽を水源として，常設低圧代替
注水系ポンプ常設低圧代替注水系ポンプ2台のうち1台により，残留熱除去系
配管を経由して格納容器にスプレイすることで，格納容器内を冷却する機能を有する。
本系統に属する重大事故等対処設備を第3.6-1表に，本系統全体の概要図を第3.6-1図に示す。

本系統の駆動電源は，常設代替交流電源設備から，代替所内電源設備である緊急用Ｍ／Ｃ，緊急用Ｐ／Ｃ母線電圧を介して給電できる設計とする。

水源である代替淡水貯槽は，水位低下時においても，可搬型代替注水大型ポンプを用いて，複数の代替淡水源（淡水貯水池Ａ，Ｂ）より補給可能な設計とする。また，海水を使用する場合は防潮堤の内側に設置しているＳＡ用
海水ピットより，可搬型代替注水大型ポンプを用いて，代替淡水貯槽又は淡3.6-11

水貯水池Ａ，Ｂに補給可能な設計とする。

本系統の操作に当たっては，中央制御室での弁操作により系統構成を行った後，中央制御室の操作スイッチにより常設低圧代替注水系ポンプを起動し，格納容器へのスプレイを行う。

3.6-12

第3.6-1表

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）に関する重大事故等対処設
備一覧

設備区分

設備名

主要設備

常設低圧代替注水系ポンプ【常設】

附属設備

−

水源（水源に関す る 流 路 ， 電 源 代替淡水貯槽【常設】設備を含む） ＊１
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）配管・弁【常設】流路

残留熱除去系配管・弁・スプレイヘッダ【常設】

注水先格納容器【常設】
常設代替交流電源設備
常設代替高圧電源装置【常設】軽油貯蔵タンク[常設]電源設備 ＊２

常設代替交流電源設備用燃料移送ポンプ【常設】緊急用Ｍ／Ｃ【常設】緊急用Ｐ／Ｃ【常設】緊急用ＭＣＣ【常設】緊急用電源切替盤【常設】低圧代替注水系格納容器スプレイ流量【常設】常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力【常設】ドライウェル雰囲気温度【常設】計装設備 ＊３

サプレッション・チェンバ雰囲気温度【常設】ドライウェル圧力【常設】サプレッション・チェンバ圧力【常設】サプレッション・プール水位【常設】代替淡水貯槽水位【常設】*1：水源については「3.13重大事故等の収束に必要となる水の供給設備(設置許可基準規則第56条に対する設計方針を示す章)」で示す。
*2：単線結線図を補足資料49-2に示す。電源設備については，「3.14電源設備(設置許可基準規則第57条に対する設計方針を示す章)」で示す。
*3：主要設備を用いた炉心損傷防止及び原子炉格納容器破損防止対策を成功させる
ために把握することが必要な原子炉施設の状態。計測制御設備については「3.15計装設備(設置許可基準規則第58条に対する設計方針を示す章)」で示す。

3.6-133.6-14
第 3.6-1 図

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）系統概要図

3.6.2.1.2

主要設備の仕様

主要機器の仕様を以下に示す。
(1)

常設低圧代替注水系ポンプ
種

類

：ターボ形

容

量

：約200m ３ ／h／台

全揚程

：約200m

最高使用圧力：3.5MPa[gage]

最高使用温度

：66℃

個

：2

数

取付箇所

：常設低圧代替注水系格納槽

電動機出力：190kW／台

3.6-15

3.6.2.1.3

代替格納容器スプレイ冷却系の多様性，独立性及び位置的分散

代替格納容器スプレイ冷却系は，設計基準事故対処設備である残留熱除去
系(格納容器スプレイ冷却系)と同時にその機能が損なわれるおそれが無いよう，第3.6-2表で示すとおり多様性及び位置的分散を図った設計とする。ポンプについては，残留熱除去系(格納容器スプレイ冷却系)ポンプと位置的分散された常設低圧代替注水系格納槽に設置する常設低圧代替注水系ポンプを使用する設計とする。常設低圧代替注水系のサポート系として，冷却水は自己冷却とすることで，残留熱除去系(格納容器スプレイ冷却系)ポンプの冷却水と同時に機能喪失しない設計とする。電源については，常設代替交流電源設備を使用することで，残留熱除去系(格納容器スプレイ冷却系)ポンプの電源（非常用ディーゼル発電機）と同時に機能喪失しない設計とする。水源については，常設低圧代替注水系格納槽内に設置する代替淡水貯槽を使用する
ことで，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の水源であるサプレッション・プールと同時に機能喪失しない設計とする。電動弁については，駆動部に設けるハンドルにて手動操作も可能な設計とすることで，電動駆動に対し多様性を持たせた設計とする。
残留熱除去系と代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の独立性については，
第3.6-3表で示すとおり，地震，津波，火災，溢水により同時に故障することを防止するために独立性を確保する設計とする。
なお，配管・弁の静的機器の故障（破断，漏えい等）は想定していないことから，残留熱除去系格納容器スプレイ弁及び残留熱除去系スプレイラインの配管については共用している（残留熱除去系ドライウェルスプレイ弁等の動的機能については，残留熱除去系とは異なる電源を供給する設計とする）。

3.6-16

第3.6-2表

項目

代替格納容器スプレイ冷却系の多様性

設計基準事故対処設備

重大事故防止設備

残留熱除去系

代替格納容器（格納容器スプレイ冷却系）

スプレイ冷却系（常設）

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）ポン
ポンプ

プ
原子炉建屋原子炉棟地下２階

サプレッション・プール

常設低圧代替注水系
ポンプ
常設低圧代替注水系
格納槽
代替淡水貯槽水源
原子炉建屋原子炉棟地下２階

常設低圧代替注水系
格納槽

駆動用空気

不要

不要

潤滑油

不要

不要

冷却水

残留熱除去系海水系

不要（自己冷却）

非常用ディーゼル発電機

常設代替交流電源設備

原子炉建屋附属棟地下1階

屋外

駆動電源

3.6-17

第3.6-3表

残留熱除去系と代替格納容器スプレイ冷却系の独立性
設計基準事故対処設備

項目

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）

重大事故防止設備

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）

設計基準事故対処設備の残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）は
耐震Ｓクラス設計とし，重大事故防止設備である代替格納容器スプレ
地震

イ冷却系（常設）は，基準地震動Ｓｓで機能維持できる設計とすることで，基準地震動Ｓｓ が共通要因となり故障することのない設計とする。
設計基準事故対処設備の残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
は，防潮堤及び浸水防止設備の設置により，重大事故防止設備である

津波

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，防潮堤及び浸水防止設備の共通要因故障設置に加え，水密構造の地下格納槽に設置することで，津波が共通要因となって故障することのない設計とする。
設計基準事故対処設備の残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）と ， 重 大 事 故 防止設備である 代替格納容器スプレイ 冷却系（常設 ）火災

は ， 火 災 が 共 通要因となり故 障することのない設計 とする（「共 -7
重大事故等対処設備の内部火災に対する防護方針について」に示す）。
設計基準事故対処設備の残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）と ， 重 大 事 故 防止設備である 代替格納容器スプレイ 冷却系（常設 ）溢水

は ， 溢 水 が 共 通要因となり故 障することのない設計 とする（「共 -8
重大事故等対処設備の内部溢水に対する防護方針について」に示す）。

3.6-18

3.6.2.1.4
3.6.2.1.4.1(1)(ⅰ)

設置許可基準規則第43条への適合方針
設置許可基準規則第43条第1項への適合方針

環境条件及び荷重条件(設置許可基準規則第43条第1項一)要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

代替格納容器スプレイ冷却系の常設低圧代替注水系ポンプは，常設低圧代替注水系格納槽に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，常設低圧代替注水系格納槽の環境条件及び荷重条件を考慮し，以下の第3.6-4表に示す設計とする。

(49-3-1，2，49-4-1，2)

3.6-19

第3.6-4表

想定する環境条件及び荷重条件

考慮する外的事象

温度，圧力，湿度，放射線

屋外の天候による影響

対応
設置場所である常設低圧代替注水系格納槽内で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
淡水だけでなく海水も使用する（常時海水を通水しない）。

海水を通水する系統へ 原子炉圧力容器への注水は，可能な限り淡水源を優先し，海の影響

水通水は短期間とすることで，設備への影響がない設計とする。
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しない

地震

設 計 と す る （ 詳 細 は 「 2.1.2 耐 震 設 計 の 基 本 方 針 」 に 示す）。

風（台風），竜巻，積 常設低圧代替注水系格納槽内に設置するため，風（台風），
雪，火山の影響

電磁的障害

竜巻，積雪及び火山の影響を受けない。
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

3.6-20(2)

操作性(設置許可基準規則第43条第1項二)

(ⅰ)

要求事項
想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるもので
あること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.6

操作性及び試験・検査性について」に示す。

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）を運転する場合は，緊急用電源切替盤にて，電源を常設代替交流電源設備からの受電に切替え，その後
常設低圧代替注水系ポンプを起動し，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の系統構成として，代替格納容器スプレイ注水弁，代替格納容器ス
プレイ流量調整弁，残留熱除去系（Ｂ）Ｄ／Ｗスプレイ弁を開操作することで格納容器スプレイを行う。
代替格納容器スプレイ注水弁，代替格納容器スプレイ流量調整弁，残留熱除去系（Ｂ）Ｄ／Ｗスプレイ弁については，中央制御室の格納容器
補助盤からの遠隔操作（スイッチ操作等）で弁を開閉することが可能な設計とする。
また，常設低圧代替注水系ポンプについては，中央制御室からの遠隔操作（スイッチ操作等）で起動する設計とする。なお，ポンプの起動・停止・運転状態及び弁の動作状況については，中央制御室の表示灯・モニタ等で視認可能であり，定期的な試験及び検査等にて確認可能な設計とする。操作対象機器を第 3.6-5 表に示す。

3.6-21

中央制御室の操作スイッチを操作するに当たり，運転員等のアクセス性，操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，それぞれの操作対象については，機器の識別が可能な銘板の取り付け又は表示等により，運転員の操作性及び監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。
(49-3-1〜7，49-4-1，2)

第3.6-5表
機器名称

操作対象機器

状態の変化

操作場所

操作方法

常設低圧代替注水系ポンプ（Ａ）

起動停止

中央制御室

スイッチ操作

常設低圧代替注水系ポンプ（Ｂ）

起動停止

中央制御室

スイッチ操作

緊急用切替盤

受電元の切替

中央制御室

切替操作

弁閉→弁開

中央制御室

スイッチ操作代替格納容器スプレイ注水弁

弁閉→弁開

中央制御室

スイッチ操作代替格納容器スプレイ流量調整弁

弁閉→弁開

中央制御室

スイッチ操作残留熱除去系（Ｂ）Ｄ／Ｗスプレ
イ弁

3.6-22

(3)

試験及び検査(設置許可基準規則第43条第1項三)

(ⅰ)

要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.6 操作性及び試験・検査性について」に示す。

代替格納容器スプレイ冷却系の常設低圧代替注水系ポンプは，第3.66表に示すように，原子炉運転中に機能・性能検査及び弁動作確認を，
また，原子炉停止中に機能・性能検査，弁動作確認及び分解検査が可能な設計とする。
代替格納容器スプレイ冷却系である常設低圧代替注水系ポンプは，原
子炉停止中に，分解検査としてケーシングカバーを取り外して，ポンプ
部品（主軸，軸受，羽根車等）の状態を確認する分解検査が可能な設計とする。弁については，弁体等の部品の状態を確認する分解検査が可能な設計とする。分解検査においては，浸透探傷試験により，性能に影響を及ぼす指示模様の有無を確認する。また，目視により，性能に影響を及ぼす恐れのあるき裂，打こん，変形及び摩耗の有無を確認する。
また，常設低圧代替注水系ポンプは，吐出配管にテストラインを設け，原子炉運転中又は原子炉停止中に，代替淡水貯槽を水源とした循環運転を行うことで，ポンプの吐出圧力・流量の確認に加え，運転時の振動，異音，異臭及び漏えいの確認が可能な設計とする。弁については，原子炉運転中又は原子炉停止中に弁動作確認を実施することで弁開閉動作の
3.6-23

確認が可能な設計とする。ポンプ及び系統配管・弁については，機能・性能検査等に合わせて外観及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。

第3.6-6表
原子炉の状態

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の試験及び検査項目
機能・性能検査

運転中
弁動作確認
機能・性能検査

停止中

弁動作確認

分解検査

内容
ポンプ運転性能，ポンプ及び系統配管・弁の漏えい確認，外観の確認
弁開閉動作の確認
ポンプ運転性能，ポンプ及び系統配管・弁の漏えい確認，外観の確認
弁開閉動作の確認
ポンプまたは弁の部品の表面状態について，浸透探傷試験及び目視により確認(49-5-1〜2)

3.6-24(4)切り替えの容易性(設置許可基準規則第43条第1項四)

(ⅰ)

要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設
備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.6 操作性及び試験・検査性について」に示す。
代替格納容器スプレイ冷却系は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系と一部の配管を共用していることから，重大事故等発生時に対処するために系統構成を切り替える必要がある。切替操作としては，緊急用電源切替盤にて，電源を常設代替交流電源設備からの受電に切替え，その後常設低圧代替注水系ポンプを起動し，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の系統構成として，代替格納容器スプレイ注水弁，代替格納容器スプレイ流量調整弁，残留熱除去系（Ｂ）Ｄ／Ｗスプレイ弁を開操作する。
切替操作対象機器については第3.6-5表に示したとおりとなる。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）である常設低圧代替注水系ポン
プの起動及び系統の切替に必要な弁である代替格納容器スプレイ注水弁，代替格納容器スプレイ流量調整弁，残留熱除去系（Ｂ）Ｄ／Ｗスプレイ
弁は，中央制御室から遠隔操作する設計とすることで，第3.6-2図で示すタイムチャートとおり，格納容器スプレイが要求されるタイミングより十分速い段階で切り替えが完了できる設計とする。
(49-3-1，3〜4,49-4-1)
3.6-25

第3.6-2図

代替格納容器スプレイ系による格納容器スプレイ
タイムチャート ＊＊ ：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての1.6 で示すタイムチャート(5)

悪影響の防止(設置許可基準規則第43条第1項五)

(ⅰ)

要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

代替格納容器スプレイ冷却系は，通常時は代替格納容器スプレイ注水弁，代替格納容器スプレイ流量調整弁を閉止することで他系統と隔離する系統構成としており，取合系統である残留熱除去系に対して悪影響を及ぼさない設計とする。また，代替格納容器スプレイ冷却系は，格納容器スプレイ時に同時にペデスタル（ドライウェル部）に注水する場合も，他系統に悪影響を及ぼさない設計とする。隔離弁については第3.6-7表に示す。

3.6-26(49-4-1，2)

第3.6-7表
取合系統

他系統との隔離弁

系統隔離弁

駆動方式

残留熱除去系

代替格納容器スプレイ注水弁

電動駆動

残留熱除去系

代替格納容器スプレイ流量調整弁

電動駆動

(6)
(ⅰ)

動作
通常時閉
電源喪失時閉通常時閉
電源喪失時閉設置場所(設置許可基準規則第43条第1項六)要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の系統構成に操作が必要な機器の設置場所，操作場所を第3.6-8表に示す。中央制御室で操作する常設
低圧代替注水系ポンプ，代替格納容器スプレイ注水弁，代替格納容器ス
プレイ注水流量調整弁，残留熱除去系（Ｂ）Ｄ／Ｗスプレイ弁は，原子
炉建屋原子炉棟又は屋外（常設低圧代替注水系格納槽）に設置されるが，中央制御室からの遠隔操作を可能とすることにより，操作位置の放射線

3.6-27

量が高くなるおそれが少ない設計とする。
(49-3-1,3〜4)

第3.6-8表
機器名称

操作対象機器リスト
設置場所

操作場所

常設低圧代替注水系ポンプ（Ａ）

常設低圧代替注水系格納槽

中央制御室

常設低圧代替注水系ポンプ（Ｂ）

常設低圧代替注水系格納槽

中央制御室

代替格納容器スプレイ注水弁

原子炉建屋原子炉棟3階

中央制御室

原子炉建屋原子炉棟3階

中央制御室

原子炉建屋原子炉棟3階

中央制御室

代替格納容器スプレイ注水流量調整弁
残留熱除去系（Ｂ）Ｄ／Ｗスプレ
イ弁

3.6-28

3.6.2.1.4.2(1)(ⅰ)

設置許可基準規則第43条第2項への適合方針

容量(設置許可基準規則第43条第2項一)要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）として使用する常設低圧代替注
水系ポンプは，設計基準事故対処設備が有する格納容器内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又は炉心の著しい損傷が発生した場合にあっても格納容器の破損を防止するために必要なス
プレイ流量を有する設計とする。
スプレイ流量としては，炉心の著しい損傷の防止の重要事故シーケン
スのうち，高圧・低圧注水機能喪失，全交流動力電源喪失（長期ＴＢ，ＴＢＤ），崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が喪失した場合），ＬＯ
ＣＡ時注水機能喪失及び格納容器破損防止の重要事故シーケンスに係る有効性評価（原子炉設置変更許可申請書添付書類十）おいて，有効性が確認されている格納容器へのスプレイ流量が，最大300m ３ ／hであることから，ポンプ1台当たり150m ３ ／h以上を注水可能な設計とし，2台使用する設計とする。
代替格納容器スプレイ冷却系は，低圧代替注水系（常設）又は格納容器下部注水系と同時に使用する可能性があるため，原子炉注水を同時に行う場合の格納容器への最大スプレイ流量130m３ ／h又は納容器下部注水を同時に行う場合の格納容器への最大スプレイ流量300m３ ／hを確保
3.6-29

可能な設計とする。
格納容器にスプレイする場合の常設低圧代替注水系ポンプの揚程は，格納容器スプレイ時の最大流量でスプレイを実施する場合の圧損（水源（代替淡水貯槽）とスプレイ先（格納容器）の圧力差，静水頭，機器圧
損，配管及び弁類圧損）を考慮した要求値が約144mであることから，約200mの揚程を確保可能な設計とする。
（49-6-1〜4,10〜11）

(2)
(ⅰ)

共用の禁止(設置許可基準規則第43条第2項二)
要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

代替格納容器スプレイ冷却系は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。

3.6-30(3)設計基準事故対処設備との多様性(設置許可基準規則第43条第2項三)
(ⅰ)

要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止について」に示す。

代替格納容器スプレイ冷却系は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系に対し，多重性又は多様性，位置的分散を図る設計としている。
これらの詳細については，3.6.2.1.3 項に記載のとおりである。

3.6-31

3.6.2.2 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）
3.6.2.2.1

設備概要

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，設計基準事故対処設備である
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合に，この機能を代替し，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，原子炉格納容器内を冷却することを目的として設置するものである。
本系統は，可搬型代替注水大型ポンプ，水源である代替淡水貯槽，燃料設備である可搬型設備用軽油タンク，タンクローリ，流路である代替格納容器
スプレイ冷却系配管・弁，残留熱除去系配管・弁・スプレイヘッダ及び注水先である原子炉格納容器等から構成される。
重大事故等発生時においては，代替淡水貯槽を水源とし，可搬型代替注水
大型ポンプ1台により，代替淡水貯槽の淡水又は海水を，残留熱除去系配管を経由して原子炉格納容器へスプレイすることで原子炉格納容器を冷却する設計とする。
本系統に属する重大事故等対処設備を第3.6-9表に，本系統全体の概要図を第3.6-3図に示す。

可搬型代替注水大型ポンプは，ディーゼルエンジンにて駆動できる設計とし，燃料は可搬型設備用軽油タンクよりタンクローリを用いて給油できる設計とする。
本系統の操作に当たっては，可搬型代替注水大型ポンプに付属する操作ス
イッチにより，可搬型代替注水大型ポンプを起動し運転を行う。

また，海水を利用する場合は，防潮堤の内側に設置しているＳＡ用海水ピ
3.6-32

ットより代替淡水貯槽または淡水貯水池へ補給できる設計とする（「3.13重大事故等の収束に必要となる水の供給設備」）。

また，可搬型代替注水大型ポンプを使用する際に接続する外部接続口は，共通の要因によって接続することができなくなることを防止するために，位置的分散を考慮して，原子炉建屋の異なる面（原子炉建屋西側及び東側）の隣接しない位置に設置する。

3.6-333.6-34
第 3.6-3 図

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）系統概要図

第 3.6-9 表

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）に関する重大事故等対処設備一覧

設備区分

設備名

主要設備

可搬型代替注水大型ポンプ【可搬】

附属設備

−

水源（水源に関する流路，電源設備を含む） ＊１

代替淡水貯水槽【常設】
ＳＡ用海水ピット【常設】代替格納容器スプレイ冷却系配管・弁【常設】流路

残留熱除去系配管・弁・スプレイヘッダ【常設】ホース【可搬】

注水先

格納容器【常設】
常設代替交流電源設備
常設代替高圧電源装置【常設】軽油貯蔵タンク[常設]常設代替交流電源設備用燃料移送ポンプ【常設】緊急用Ｍ／Ｃ【常設】電源設備 ＊２

緊急用Ｐ／Ｃ【常設】緊急用ＭＣＣ【常設】緊急用電源切替盤【常設】
可搬型代替交流電源設備
可搬型設備用軽油タンク【常設】タンクローリ【可搬】
低圧代替注水系格納容器スプレイ流量【常設】ドライウェル雰囲気温度【常設】サプレッション・チェンバ雰囲気温度【常設】計測制御設備 ＊３

サプレッション・プール水温度【常設】ドライウェル圧力【常設】サプレッション・チェンバ圧力【常設】サプレッション・プール水位【常設】代替淡水貯槽水位【常設】3.6-35

＊1: 水源への補給に必要となる設備については，「3.13重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第56条に対する設計方針を示す章）」
で示す。
＊2: 単線結線図を補足資料49-2に示す。なお，電源設備については，「3.14電源
設備（設置許可基準規則第57条に対する設計方針を示す章）」で示す。
＊3：主要設備を用いた炉心損傷防止及び原子炉格納容器破損防止対策を成功させるために把握することが必要な原子炉施設の状態。なお，計測制御設備については「3.15計装設備（設置許可基準規則第58条に対する設計方針を示す章）」
で示す。

3.6-36

3.6.2.2.2 主要設備の仕様(1)

可搬型代替注水大型ポンプ
種類

：うず巻形

容量

：約1,440m ３ ／h／台

吐出圧力：約1.40MPa[gage]

最高使用圧力：1.4MPa[gage]
最高使用温度：60℃
原動機出力：847kW個数：2(予備1)

使用箇所

：屋外

保管場所

：西側，南側保管場所

3.6-37

3.6.2.2.3 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の多様性，独立性及び位置的分散
可搬型代替注水大型ポンプは，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵プールの冷却機能若しくは注水機能又は常設
重大事故等対処設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，第3.6-10表に示すとおり，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び代替格納容器スプレイ冷却系（常設）と位置的分散を図り，水源及び駆動源について
も多様性を備えた設計とする。
また，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）と格納容器スプレイ冷
却系（可搬型）の独立性については，第3.6-11表で示すとおり地震，津波，
火災，溢水により同時に故障することを防止するために独立性を確保する設計とする。
さらに，故障の影響を考慮し，格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の可搬型代替注水大型ポンプは予備を有する設計とする。

3.6-38

第3.6-10表

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）多様性及び位置的分散設計基準事故対処設備
項目

残留熱除去系（格納容

代替格納容器スプレ

代替格納容器スプレイ

器スプレイ冷却系）

イ冷却系（常設）

冷却系（可搬型）

常設低圧代替

可搬型代替注水

注水ポンプ

大型ポンプ

原子炉建屋原子炉棟

常設低圧代替注水系

屋外（可搬型設備

地下 2 階

格納槽

保管場所）

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）ポ
ポンプ

水源

重大事故防止設備

ンプ

サプレッション
・プール

代替淡水貯槽

代替淡水

ＳＡ用海

貯槽

水ピット

駆動用空気

不要

不要

不要

潤滑油

不要（内包油）

不要

不要

冷却水

残留熱除去海水系

不要（自滑水）不要

非常用ディーゼル

常設代替交流

発電機

電源設備

駆動電源
原子炉建屋附属棟

屋外

地下 1 階3.6-39不要（車両附属のディーゼ
ルエンジン）
屋外

第 3.6-11 表

項目

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の独立性
設計基準事故対処設備

重大事故防止設備

残留熱除去系（格納容器スプレイ

代替格納容器スプレイ冷却系

冷却系）

（可搬型）

設計基準事故対処設備の残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）は
耐震Ｓクラス設計とし，重大事故防止設備である代替格納容器スプレ
地震

イ冷却系（可搬型）は，基準地震動Ｓｓで機能維持できる設計とする
ことで，基準地震動Ｓｓが共通要因となり故障することのない設計とする。
設計基準事故対処設備の残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
は，防潮堤及び浸水防止設備の設置により，重大事故防止設備である

津波

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，防潮堤及び浸水防止設備

共通要因故障の設置に加え，津波が遡上しない高台に配備することで，津波が共通要因となって故障することのない設計とする。

設計基準事故対処設備の残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
火災と，重大事故防止設備である代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）
は，火災が共通要因となり故障することのない設計とする（「共-7 重
大事故等対処設備の内部火災に対する防護方針について」に示す）。

設計基準事故対処設備の残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
溢水と，重大事故防止設備である代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）
は，溢水が共通要因となり故障することのない設計とする（「共-8 重
大事故等対処設備の内部溢水に対する防護方針について」に示す）。

3.6-403.6.2.2.4

設置許可基準規則第43条への適合方針

3.4.2.2.4.1（1）

設置許可基準規則第43条第1項への適合方針

環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第43条第1項一）

（ⅰ）

要求事項
想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
（ⅱ）

適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

可搬型代替注水大型ポンプは，西側保管場所及び南側保管場所に保管し，重大事故時に原子炉建屋の接続口付近の屋外に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，
屋外の環境条件及び荷重条件を考慮し，以下の第3.6-12表のとおりの設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプの操作は，可搬型代替注水大型ポンプに付属する操作スイッチにより，設置個所から操作可能である。風（台風），
竜巻による荷重については，当該荷重を考慮しても機能維持できる設計とする。積雪，火山の影響については，適切に除雪，除灰する運用とする。
また，降水及び凍結により機能を損なうことのないよう，防水対策が取られた可搬型代替注水大型ポンプを使用し，凍結のおそれがある場合
は暖気運転を行い凍結対策とする。
（49-7-1）

3.6-41

第3.6-12表

環境条件

考慮する外的事象

対応

温度，圧力，湿度，放射線

保管場所である屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件に耐えられる性能を確認した機器を使用する。

屋外の天候による影響

降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対策及び凍結対策を行える設計とする。

海水を通水する系統への影響

淡水だけでなく海水も使用する（常時海水を通水しない）。
原子炉格納容器へのスプレイは，可能な限り淡水源を優先し，海水通水は短期間とすることで，設備への影響を考慮した設計とする。

地震

保管場所で想定される適切な地震荷重との組合せを考慮した
うえで機器が損傷しないことを確認し，輪留め等により固定する。

風（台風），竜巻，積雪，火山の影響保管場所で想定される風（台風）及び竜巻の風荷重，積雪，
火山の影響による荷重を考慮し，機器が損傷しない設計とする。また，設置場所で想定される風（台風），積雪による荷重を考慮し，機能を有効に発揮できる設計とする。

電磁的障害

重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれないことを考慮した設計とする。

3.6-42

（2）

操作性（設置許可基準規則第43条第1項二）

（ⅰ）

要求事項
想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるもの

であること。
（ⅱ）

適合性

基本方針については，「2.3.6

操作性及び試験・検査性について」に示す。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）を運転する場合は，可搬型代
替注水大型ポンプの配置及びホース接続を実施し，原子炉建屋西側又は東側接続口の弁，代替格納容器スプレイ注水弁，代替格納容器スプレイ
注水流量調整弁の開操作が完了した後，可搬型代替注水大型ポンプを起動し，残留熱除去系（Ｂ）Ｄ／Ｗスプレイ弁又は残留熱除去系（Ａ）Ｄ／Ｗスプレイ弁を開とすることで，格納容器スプレイ冷却を行う。代替
格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の操作に必要なポンプ，弁及びホースを第3.6-13表に示す。

このうち原子炉建屋西側又は東側接続口付属の弁（屋外）については，接続口が設置されている原子炉建屋西側（屋外）又は東側（屋外）から手動操作で弁を開閉することが可能な設計とする。

また，可搬型代替注水大型ポンプについては，可搬型代替注水大型ポ
ンプ操作盤の操作スイッチによる操作で起動する設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプ操作盤の操作スイッチを操作するにあたり，重大事故等対応要員のアクセス性，操作性を考慮して十分な操作空間を
3.6-43

確保する。また，それぞれの操作対象については，機器の識別が可能な銘板の取り付け又は表示等により識別可能とし，重大事故等対応要員の操作・監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，接続口まで屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な車両設計とするとともに，設置場所にて治具や輪止めにより固定する設計とする。
ホースの接続作業に当たっては，特殊な工具は必要とせず，簡便な接続金物方式並びに一般的な工具，揚重設備（車両付）により，確実に接続が可能な設計とする。
（49-7-1〜2，49-4-1，2）

機器名称

第3.6-13表

操作対象機器

状態の変化

操作方法

可搬型代替注水大型ポンプ 起動停止

操作場所

スイッチ操作

屋外設置位置

弁閉→弁開

手動操作

屋外接続口位置

弁閉→弁開

手動操作

屋外接続口位置

弁閉→弁開スイッチ操作

中央制御室

弁閉→弁開

スイッチ操作中央制御室

スプレイ弁又は残留熱除去 弁閉→弁開スイッチ操作

中央制御室

人力接続

屋外

接続口付属の弁（原子炉建
屋東側（屋外））接続口付属の弁（原子炉建
屋西側（屋外））代替格納容器スプレイ注水弁
代替格納容器スプレイ注水
流量調整弁
残留熱除去系（Ｂ）Ｄ／Ｗ
系（Ａ）Ｄ／Ｗスプレイ弁
ホース

ホース接続

3.6-44

（3）

試験及び検査（設置許可基準規則第43条第1項三）

（ⅰ）

要求事項
健全性及び能力を確認するため，原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。

（ⅱ）

適合性

基本方針については，「2.3.6

操作性及び検査性について」に示す。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，第3.6-14表に示すように原子炉運転中又は停止中に，機能・性能検査，弁動作確認，分解検査が可能な設計とする。
機能・性能確認においては，淡水貯水池を水源とし，可搬型代替注水
大型ポンプ，仮設流量計，ホースの系統構成で循環運転が可能なテスト
ラインを設けることで，ポンプの吐出圧力・流量の確認に加え，運転時の振動，異音，異臭及び漏えいの確認が可能な設計とする。ポンプ及び弁については，機能・性能検査等に合わせて外観の確認が可能な設計とする。ホースについては，機能・性能に影響を及ぼすおそれのあるき裂，
ジョイント部の腐食等が無いことを確認可能である。
弁については，原子炉運転中又は停止中に弁動作確認を実施すること
で，弁の開閉動作を確認可能な設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，原子炉運転中又は停止中に，ポンプ部
品（羽根車・油圧ユニット等）の状態を確認する分解検査が可能な設計とし，使用状況に応じ取替が可能な設計とする。弁については，弁体等の部品の状態を確認する分解検査が可能な設計とする。分解検査時の部品の確認においては，浸透探傷試験により，性能に影響を及ぼす指示模
3.6-45

様の有無を確認する。また，目視により，性能に影響を及ぼす恐れのあるき裂，打こん，変形及び摩耗の有無を確認する。

第3.6-14表
原子炉の状態

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の試験・検査
項目

機能・性能検査

運転中又は停止中

弁動作確認

内容

ポンプ運転性能，ポンプ及び系統配管・弁・ホースの漏えい確認，外観の確認

弁開閉動作の確認
ポンプ・油圧ユニットまたは弁を分解し，分解検査

部品の表面状態を，試験及び目視により確認※1※1

ポンプ・油圧ユニットは使用状況に応じた計画的取替を考慮する。

（49-5-1,2）

3.6-46（4）切り替えの容易性（設置許可基準規則第43条第1項四）

（ⅰ）

要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設

備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。

（ⅱ）

適合性

基本方針については，「2.3.6

操作性及び試験・検査性について」示す。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の可搬型代替注水大型ポンプ
は，本来の用途以外の用途には使用しない。
可搬型代替注水大型ポンプの移動，設置，起動操作及び系統の切替えに必要な弁操作については，第3.6-4図で示すタイムチャートのとおり
速やかに切り替えることが可能である。

3.6-47

第3.6-4図

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器スプレイ
タイムチャート ＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力の係る審査基準」への適合状況についての1.6で示すタイムチャート

3.6-48（5）悪影響の防止（設置許可基準規則第43条第1項五）

（ⅰ）

要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。

（ⅱ）

適合性

基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の可搬型代替注水大型ポンプは，
通常時は接続先の系統と分離された状態で保管することで，他の設備に悪影響を及ぼさない運用とする。
また，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）を用いる場合は，弁操作によって通常時の系統構成から重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，設置場所において，治具や輪止めにより固定することで転倒を防止し，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

3.6-49（6）設置場所（設置許可基準規則第43条第1項六）

（ⅰ）

要求事項

想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。

（ⅱ）

適合性

基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

代替格納容器スプレイ系（可搬型）の系統構成に操作が必要な機器の設置場所，操作場所を第3.6-15表に示す。このうち，屋外で操作する可搬型代替注水大型ポンプ，原子炉建屋西側又は東側接続口付属の弁（屋外），ホースは屋外に設置されている。作業は屋外の放射線量が高くなるおそれが少ない状況で実施可能であることから操作が可能であると考えるが，作業に当たっては，放射線量を確認し，適切な放射線防護対策
で作業安全確保を確認した上で作業を実施する。仮に線量が高い場合は，線源からの離隔距離をとること，線量を測定し線量が低い位置で作業を行うことにより，これらの設備の設置及び常設設備との接続が可能である。

3.6-50第3.6-15表
機器名称

操作対象機器設置場所

可搬型代替注水大型ポンプ 屋外設置位置
接続口付属の弁（原子炉建

操作場所
屋外設置位置屋外接続口位置

屋外接続口位置

屋外接続口位置

屋外接続口位置

原子炉建屋原子炉棟

中央制御室

原子炉建屋原子炉棟

中央制御室

ス プレイ弁 又は 残 留熱除 去 原子炉建屋原子炉棟

中央制御室

屋東側（屋外））接続口付属の弁（原子炉建
屋西側（屋外））原子炉注水弁
原 子炉圧力 容器 注 水流量 調
整弁
残 留熱除去 系（ Ｂ ）Ｄ／ Ｗ
系（Ａ）Ｄ／Ｗスプレイ弁
ホース

屋外

屋外

3.6-51

3.6.2.2.4.2（1）

設置許可基準規則第 43 条第 3 項への適合状況

容量（設置許可基準規則第43条第3項一）

（ⅰ）

要求事項
想定される重大事故等の収束に必要な容量に加え，十分に余裕のある

容量を有するものであること。

（ⅱ）

適合性

基本方針については，「2.3.2

容量等」に示す。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の可搬型代替注水大型ポンプ
は，設計基準事故対処設備が有する格納容器内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に必要なスプレイ流量を有する設計とする。
スプレイ流量としては，炉心の著しい損傷の防止の重要事故シーケン
スのうち高圧・低圧注水機能喪失，全交流動力電源喪失（長期ＴＢ），
崩壊熱除去機能喪失（残留熱除去系が喪失した場合）及びＬＯＣＡ時注
水機能喪失並びに格納容器破損防止に係る有効性評価解析（原子炉設置変更許可申請書添付書類十）において，有効性が確認されている格納容器へのスプレイ流量が最大300m ３ ／hであることから，ポンプ1台あたり
約1,440m ３ ／h以上をスプレイ可能な設計とし，1台使用する設計とする。
揚程（吐出圧力）としては，格納容器にスプレイする場合の圧損（水源（代替淡水貯槽）とスプレイ先（格納容器）の圧力差，静水頭，機器
圧損，配管・ホース及び弁類圧損）を考慮し，約1.40MPa［gage］の吐出圧力を確保可能な設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，重大事故等発生時において，格納容器
3.6-52

へのスプレイに必要な流量を確保するために1セット1台使用する。保有数は2セットで2台と，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として1台の合計3台を保管する。
（49-6-6〜9）（2）

確実な接続（設置許可基準規則第43条第3項二）

（ⅰ）

要求事項

常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。）と接続するものにあっては，当該常設設備と容易かつ確実に接続することができ，かつ，二以上の系統又は発電用原子炉施設が相互に使用することができるよう，接続部の規格の統一その他の適切な措置を講じたものであること。

（ⅱ）

適合性

基本方針については，「2.3.6

操作性及び試験・検査性について」に示す。

代替格納容器スプレイ冷却系である可搬型代替注水大型ポンプ側のホースと接続口については，簡便な接続方式である接続金物にすることに加え，接続口の口径を統一することで確実に接続ができる設計とする。
なお，可搬型代替注水大型ポンプの接続箇所は， 代替格納容器スプ
レイ冷却系（可搬型），格納容器頂部注水系（可搬型），格納容器下部
注水系（可搬型）及び代替燃料プール注水系（可搬型）にも使用することができるよう，上記の簡便な接続方式及び口径の統一を図った設計と3.6-53

する。
（49-7-1,2）（3）

複数の接続口（設置許可基準規則第43条第3項三）

（ⅰ）

要求事項

常設設備と接続するものにあっては，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外から水又は電力を供給するものに限る。）の接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設けるものであること。

（ⅱ）

適合性

基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）である可搬型代替注水大型ポンプの接続箇所である接続口は，重大事故等発生時の環境条件，自然現
象，外部人為事象，溢水及び火災の影響により接続できなくなることを防止するため，接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設ける設計とする。
接続口は，原子炉建屋の異なる面の隣接しない位置に設置することとし，原子炉建屋東側に1箇所，原子炉建屋西側に1箇所設置し，合計2箇所を設置することで，共通要因によって接続することができなくなることを防止する設計とする。

3.6-54（4）設置場所（設置許可基準規則第43条第3項四）

（ⅰ）

要求事項

想定される重大事故等が発生した場合において可搬型重大事故等対処設備を設置場所に据え付け，及び常設設備と接続することができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。

（ⅱ）

適合性

基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

代替格納容器スプレイ冷却系である可搬型代替注水大型ポンプは，屋外で使用する設備であり，想定される重大事故等が発生した場合における放射線を考慮しても作業への影響はないと想定しているが，仮に線量が高い場合は線源からの離隔距離をとること，線量を測定し線量が低い
位置に配置することにより，これら設備の設置及び常設設備との接続を可能とする。

また，現場での接続作業に当たっては，簡便な接続金物

により確実かつ速やかに接続可能とすることで，作業線量の低減を考慮した設計とする。
（49-7-1,2）

3.6-55（5）保管場所（設置許可基準規則第43条第3項五）

（ⅰ）

要求事項

地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設
備の配置その他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管すること。

（ⅱ）

適合性

基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）である可搬型代替注水大型ポ
ンプは，は，地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事
故等対処設備の配置その他の条件を考慮し，残留熱除去系（格納容器ス
プレイ冷却系）ポンプ及び代替格納容器スプレイ冷却系（常設）である
常設低圧代替注水系ポンプと位置的分散を図り，発電所敷地内の可搬型設備保管場所に配置する設計とする。

3.6-56（6）アクセスルートの確保（許可基準規則第43条第3項六）

（ⅰ）

要求事項

想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，工場等内の道路及び通路が確保できるよう，適切な措置を講じたものであること。

（ⅱ）

適合性

基本方針については，「2.3.6

操作性及び試験・検査性について」に示す。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）である可搬型代替注水大型ポ
ンプは，通常時は可搬型設備保管場所に保管しており，想定される重大事故等が発生した場合においても，保管場所から接続場所までの運搬経路について，設備の運搬及び移動に支障をきたすことのないよう，別ルートも考慮して複数のアクセスルートを確保する。
（49-9-1〜4）

3.6-57

（7）設計基準事故対処設備及び常設重大事故防止設備との多様性（設置許可基準規則第43条第3項七）
（ⅰ）

要求事項

重大事故防止設備のうち可搬型のものは，共通要因によって，設計基準事故対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設重大事故防止設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。

（ⅱ）

適合性

基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，設計基準事故対処設備の残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）と重大事故防止設備の代替格
納容器スプレイ冷却系（常設）に対し，多様性及び位置的分散を図る設計としている。これらの詳細については，3.6.2.2.3 項に記載のとおりである。

3.6-58

3.6.3 重大事故等対処設備（設計基準拡張）
3.6.3.1 残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
3.6.3.1.1 設備概要
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）は，独立した2系統で構成
し，低圧注水系等と連携して，1系統で再循環配管破断による冷却材流出のエネルギ，崩壊熱及び燃料の過熱にともなう燃料被覆管（ジルカロイ）と水との反応による発生熱を除去し，原子炉格納容器内圧力及び温度が異常上昇することを緩和する。
冷却材喪失事故時には，残留熱除去系は低圧注水系として自動起動た
後，遠隔手動操作により電動弁を切り替えることで，格納容器スプレイ
冷却系として機能する設計としている。
本系統は，電動ポンプ2台，熱交換器2基，スプレイヘッダ，配管・弁等からなり，冷却材喪失事故後に，サプレッション・プール水をドライ
ウェル内及びサプレッション・チェンバ内にスプレイする機能を有する。
ドライウェル内にスプレイされた水は，ベント管を通って，サプレッ
ション・チェンバ内に戻り，サプレッション・チェンバ内にスプレイされた水とともに残留熱除去系の熱交換器で冷却された後，再びスプレイされる。

本系統の系統概要図を第3.6-5図に，重大事故等対処設備（設計基準拡張）一覧を第3.6-16表に示す。本系統は設計基準事故対処設備であるが，想定される重大事故等発生時においてその機能を考慮するため，重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置付ける。

3.6-59原子炉隔離時
冷却系より

AO

MO

AO

可燃性ｶﾞｽ濃度制御系(FCS)(A)へ

※1

MO

MO
MO

スプレイ
ヘッダ

AO

MO

AO

MO

AO

AO
MO

※1

MO

AO

MO

燃料ﾌﾟｰﾙ冷却
可燃性ｶﾞｽ濃度制御系(FCS)(B)へ 浄化系(FPC)へ

MO

MO

MO
MO

MO

MO

スプレイヘッダ

MO

MO

MO

MO

FPCより

MO

MO

MO

MO

MO

MO

※2
MO

※3

RHRS

RHRS

(C)
※2

RHRS

(B)

MO

残留熱除去系
ポンプ
(A)

※3

MO
MO

(C)

(B)

MO

MO

MO

MO

(A)

(D)

残留熱除去系海水系(RHRS)ポンプ

第3.6-5図 残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）系統概要図

3.6-60第 3.6-16 表 残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）に関する重大事故等対処設備（設計基準拡張）一覧
設備区分

設備名
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）ポンプ

主要設備

【常設】
残留熱除去系熱交換器【常設】付属設備
水源（水源に関する流路，電源設備を含む） ＊１
流路
注水先

残留熱除去系海水系ポンプ【常設】サプレッション・プール【常設】残留熱除去系（格納容器スプレイ）配管・弁・ストレーナ・
スプレイヘッダ【常設】
格納容器【常設】
非常用電源設備
非常用ディーゼル発電機【常設】電源設備 ※２

常設代替交流電源設備
常設代替高圧電源装置【常設】軽油貯蔵タンク[常設]常設代替交流電源設備用燃料移送ポンプ【常設】残留熱除去系系統流量【常設】残留熱除去系ポンプ吐出圧力【常設】ドライウェル雰囲気温度【常設】計装設備 ※３

サプレッション・チェンバ雰囲気温度【常設】ドライウェル圧力【常設】サプレッション・チェンバ圧力【常設】サプレッション・プール水位【常設】＊1：残留熱除去系海水系設備については，「3.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備（設置許可基準規則第48条に対する設計方針を示す章）」で示す。
＊2：水源については，「3.13

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第56条に対する設計方針を示す章）」で示す。
＊3：電源設備については，「3.14

電源設備（設置許可基準規則第57条に対する設計方針を示す章）」で示す。
＊4：主要設備を用いた炉心損傷防止及び原子炉格納容器破損防止対策を成功させるために把握することが必要な原子炉施設の状態。なお，計装設備については「3.15
計測設備（設置許可基準規則第58条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.6-61

3.6.3.1.2 主要設備の仕様
主要設備の機器仕様を以下に示す。
(1)

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）ポンプ
容量：約1,690m3／hr（1台当たり）

全揚程

：約85m

個数

：2

取付箇所 ：原子炉建屋原子炉棟地下2階(2)

残留熱除去系熱交換器
基数：2

伝熱容量 ：約19.4×10３ kW（1基当たり）取付箇所 ：原子炉建屋原子炉棟地下2階

3.6-62

3.6.3.1.3

設置許可基準規則第 43 条への適合方針

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）については，想定される重大事
故等発生時に重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用するため，「2.3 重大事故等対処設備に関する基本方針」のうち，多様性，位置的分散を除く設計方針を適用して設計を行う。
ただし，常設代替交流電源設備からの給電により残留熱除去系(格納容器
スプレイ冷却系)を復旧させる場合については，残留熱除去系（格納容器ス
プレイ冷却系）は，設計基準事故対処設備である非常用ディーゼル発電機からの給電により起動する残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）に対して，駆動電源の多様性を有する設計とする。常設代替交流電源設備の多様性，位置的分散については，「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」に示す。

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）ポンプ及び残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）熱交換器については，設計基準対象施設として使用する場合と同様の系統構成で重大事故等においても使用するため，他の施設に悪影響を及ぼさない設計である。
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）は，二以上の発電用原子炉施設
において共用しない設計である。
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）ポンプ及び残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）熱交換器については，設計基準事故時に使用する場合の容量が，重大事故等の収束に必要な容量に対して十分である。
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
3.6-63

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）ポンプ及び残留熱除去系（格納容器
スプレイ冷却系）熱交換器については，原子炉建屋原子炉棟内に設置される設
備であることから，想定される重大事故等が発生した場合における原子炉建屋
原子炉棟内の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，第3.6-17表に示す設計である。

3.6-64

第3.6-17表想定する環境条件及び荷重条件

環境条件等

温度，圧力，湿度，放射線

対応
設置場所である原子炉建屋原子炉棟内で想定される温度，圧力，
湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。

屋外の天候による影響 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。

海水を通水する系統への影響

海水を通水しない。

適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しない設計
地震であることを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）。

風（台風），竜巻，積 原子炉建屋原子炉棟内に設置するため，風（台風），竜巻，積雪
雪，火山の影響

電磁的障害

及び火山の影響は受けない。
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計であることを確認する。

また，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）ポンプは中央制御室にて操作可能な設計とする。
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）については，設計基準事故対処
設備として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等においても使用する設計である。また，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）について
は，テストラインにより系統の機能・性能検査が可能な設計である。残留熱除去系ポンプ（サプレッション・プール冷却系）及び残留熱除去系熱交換器（サプレッション・プール冷却系）については，原子炉の運転中に機能・性

3.6-65

能検査を，また停止中に分解検査及び外観検査が実施可能な設計である。
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

3.6-66

3.6.3.2 残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
3.6.3.2.1 設備概要
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）は，2 ループから構成され，電動ポンプ 2 台，熱交換器 2 基，配管・弁等からなり，原子炉
隔離時冷却系ポンプ駆動タービン運転時の排気蒸気等によるサプレッション・プールの温度上昇を抑制する。
本系統の系統概要図を第 3.6-6 図に，重大事故等対処設備（設計基準拡張）一覧を第 3.6-18 表に示す。
本系統は設計基準事故対処設備であるとともに，想定される重大事故等発生時においてその機能を考慮するため，重大事故等対処設備（設計
基準拡張）と位置付ける。

3.6-67

原子炉隔離時
冷却系より

AO

MO

AO

※1
可燃性ｶﾞｽ濃度制御系(FCS)(A)へ

MO

MO
MO
AO

MO

AO

※1

MO

AO

AO
MO

燃料ﾌﾟｰﾙ冷却浄化系(FPC)へ

MO

AO

MO

可燃性ｶﾞｽ濃度制御系(FCS)(B)へ

MO

MO

MO
MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

FPCより

MO

MO

MO

MO

MO

MO

※2
MO

残留熱除去系
ポンプ

※3

(C)
※2

(B)

MO

(A)

RHRS

RHRS

RHRS

※3

MO

MO
MO

MO
MO

MO

(A)

(C)

(B)

(D)

残留熱除去系海水系(RHRS)ポンプ

第 3.6-6 図 残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
系統概要図

3.6-68

第 3.6-18 表 残留熱除去系（サプレッション・プール水冷却系）に関する重大事故等対処設備（設計基準拡張）一覧
設備区分

設備名
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）ポンプ【常

主要設備

設】
残留熱除去系熱交換器【常設】付属設備 ＊１
水源（水源に関する流路，電源設備を含む） ＊２
流路
注水先

残留熱除去系海水系ポンプ【常設】サプレッション・プール【常設】残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）配管・弁・ストレーナ【常設】サプレッション・プール【常設】非常用電源設備
非常用ディーゼル発電機【常設】電源設備 ＊３

常設代替交流電源設備
常設代替高圧電源装置【常設】軽油貯蔵タンク[常設]常設代替交流電源設備用燃料移送ポンプ【常設】残留熱除去系系統流量【常設】残留熱除去系ポンプ吐出圧力【常設】計装設備 ＊４

サプレッション・プール水温度【常設】残留熱除去系系統流量【常設】サプレッション・プール水位【常設】＊1：残留熱除去系海水系設備については，「3.5

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備（設置許可基準規則第48条に対する設計方針を示す章）」で示す。
＊2：水源については，「3.13

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第56条に対する設計方針を示す章）」で示す。
＊3：電源設備については，「3.14

電源設備（設置許可基準規則第57条に対する設計方針を示す章）」で示す。
＊4：主要設備を用いた炉心損傷防止及び原子炉格納容器破損防止対策を成功させるために把握することが必要な原子炉施設の状態。なお，計装設備については「3.15
計測設備（設置許可基準規則第58条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.6-69

3.6.3.2.2 主要設備の仕様
主要設備の仕様を以下に示す。
主要設備の機器使用を以下に示す。
(1) 残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）ポンプ
容量：約1,690m３ ／hr（1台当たり）

全揚程

：約85m

個数

：2

取付箇所 ：原子炉建屋原子炉棟地下2階(2) 残留熱除去系熱交換器
基数：2

伝熱容量 ：約19.4×10３ kW（1基当たり）取付箇所 ：原子炉建屋原子炉棟地下2階

3.6-703.6.4.2.3 設置許可基準規則第43 条への適合状況
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）は，想定される重大事故
等時に重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用するため，「2.3 重
大事故等対処設備に関する基本方針」のうち，多様性，位置的分散を除く設計方針を適用して設計を行う。
ただし，常設代替交流電源設備からの給電により残留熱除去系(サプレッション・プール冷却系)を復旧させる場合については，残留熱除去系（サプ
レッション・プール冷却系）は，設計基準事故対処設備である非常用ディー
ゼル発電機からの給電により起動する残留熱除去系（サプレッション・プー
ル冷却系）に対して，駆動電源の多様性を有する設計とする。常設代替交流
電源設備の多様性及び位置的分散については，「3.14 電源設備（設置許可基準規則第57 条に対する設計方針を示す章）」に示す。

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）については，設計基準対象施設として使用する場合と同様の系統構成で重大事故等においても使用するため，他の施設に悪影響を及ぼさない設計である。
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計である。
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）ポンプ及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）熱交換器については，設計基準事故時に使用する場合の容量が，重大事故等の収束に必要な容量に対して十分である。
基本方針については，「2.3.2容量等」に示す。

3.6-71

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）ポンプ及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）熱交換器については，原子炉建屋原子炉棟内に設置される設備であることから，想定される重大事故等が発生した場合における原子炉建屋原子炉棟内の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，第 3.6-19 表 に示す設計である。

3.6-72

第3.6-19表

想定する環境条件及び荷重条件

考慮する外的事象
温度，圧力，湿度，放射線

対応
設置場所である原子炉建屋原子炉棟内で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。

屋外の天候による影響

海水を通水する系統への影響

屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。

海水を通水しない。
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しない

地震設計であることを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）。

風（台風），竜巻，積 原子炉建屋原子炉棟内に設置するため，風（台風），竜巻，
雪，火山の影響

電磁的障害

積雪及び火山の影響は受けない。
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計であることを確認する。

また，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）は中央制御室にて操作可能な設計とする。
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）は，設計基準事故対処設
備として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等においても使用する設計である。また，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）は，系統の機能・性能検査が可能な設計である。残留熱除去系ポンプ（サプレッション・プール冷却系）及び残留熱除去系熱交換器（サプレッション・プール冷却系）については，原子炉の運転中に機能・性能検査を，また停止中に分解検査及び外観検査が実施可能な設計である。
3.6-73

基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

3.6-743.8原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備【51条】【設置許可基準規則】（原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備）
第五十一条

発電用原子炉施設には，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必要な設備を設けなければならない。

（解釈）１

第51条に規定する「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必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。なお，原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却は，溶融炉心・コンクリート相互作用（ＭＣＣＩ）を抑制すること及び溶融炉心が拡がり原子炉格納容器バウンダリに接触することを防止するために行われるものである。
ａ）原子炉格納容器下部注水設備を設置すること。原子炉格納容器下部注
水設備とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
ⅰ）原子炉格納容器下部注水設備（ポンプ車及び耐圧ホース等）を整備すること。（可搬型の原子炉格納容器下部注水設備の場合は，接続する建屋内の流路をあらかじめ敷設すること。）
ⅱ）原子炉格納容器下部注水設備は，多重性又は多様性及び独立性を有し，位置的分散を図ること。（ただし，建屋内の構造上の流路及び配管を除く。）ｂ）これらの設備は，交流又は直流電源が必要な場合は代替電源設備から3.8-1

の給電を可能とすること。

3.8-2

3.8

原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

3.8.1

設置許可基準規則第51条への適合方針

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（以下，「格納容器」という。）の破損を防止するため，溶融し，格納容器の下部に落下した炉心を冷却するために必要な重大事故対処設備として，格納容器下部注水設備を設ける。格納容器下部に落下した溶融炉心を冷却することで，溶融炉
心・コンクリート相互作用（ＭＣＣＩ）を抑制し，溶融炉心が拡がり格納容器バウンダリに接触することを防止する設計とする。

(1)

原子炉格納容器下部注水設備（常設）の設置（設置許可基準規則の解釈
の第1項

a）ⅰ））

格納容器下部注水系（常設）を設けることで，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設計とする。格納容器下部注
水系（常設）は，常設低圧代替注水系格納槽に配置された常設低圧代替注
水系ポンプを用い，代替淡水貯槽を水源として格納容器下部のペデスタル（ドライウェル部）へ注水できる設計とする。

(2) 原子炉格納容器下部注水設備（可搬型）の設置（設置許可基準規則の解
釈の第1項

a）ⅰ））

格納容器下部注水系（可搬型）を設けることで，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設計とする。格納容器下部
注水系（可搬型）は，可搬型代替注水大型ポンプを用い，代替淡水貯槽を水源として，格納容器下部のペデスタル（ドライウェル部）へ注水できる設計とする。

3.8-3

(3)

原子炉格納容器下部注水設備の多重性又は多様性及び独立性，位置的分散の確保（設置許可基準規則の解釈の第1項a）ⅱ））
格納容器下部注水系（可搬型）は，可搬型代替注水大型ポンプを用い，代替淡水貯槽，格納容器下部注水系（常設）とは異なる水源（代替淡水貯槽）を水源として，格納容器下部のペデスタル（ドライウェル部）へ注水できる設計とし，多様性及び独立性を有する。また，格納容器下部注水系（常設）と位置的分散を図るべく，津波の影響を受けない高台の西側及び南側の可搬型重大事故等対処設備保管場所（以下，「西側及び南側保管場所」という。）に保管する設計とする。
なお，多様性，独立性及び位置的分散については，3.8.2.1.3項に詳細を
示す。

(4)

原子炉格納容器下部注水設備の電源対策（設置許可基準規則の解釈の第1項b））
格納容器下部注水系（常設）に用いる常設低圧代替注水系ポンプは，常設代替交流電源設備から，代替所内電源設備である緊急用Ｍ／Ｃ及び緊
急用Ｐ／Ｃを介して給電できる設計とする。
なお，電源設備については「3.14電源設備（設置許可基準規則第57条に対する設計方針を示す章）」で示す。
格納容器下部注水設備（可搬型）に用いる可搬型代替注水大型ポンプは，常設代替交流電源装置を必要としないディーゼルエンジン駆動で設計する。

(5)

ペデスタル（ドライウェル部）底部の構造変更
炉心損傷後に原子炉圧力容器底部が破損し，溶融炉心が原子炉圧力容器
からペデスタル（ドライウェル部）へと落下する場合に，溶融炉心がペデ
3.8-4

スタル（ドライウェル部）に設置された格納容器機器ドレンサンプ，格納容器床ドレンサンプ及び格納容器油ドレンサンプ（以下「格納容器ドレンサンプ」という。）に流入し局所的にコンクリートが浸食されることを防止するため，格納容器ドレンサンプの形状を変更し，ペデスタル（ドライウェル部）床面を平坦化する。さらに，溶融炉心が格納容器ドレンサンプの排水流路を通じてサプレッション・チェンバへ移行し，ドライウェルとサプレッション・チェンバの隔離機能が喪失することを防止するため，格納容器ドレンサンプの排水流路の構造を変更する。
格納容器ドレンサンプの排水流路は，薄い中空平板型の形状とし，周囲を熱伝導率の高いステンレス鋼材で覆うことで，溶融炉心がペデスタル（ドライウェル部）に落下し格納容器ドレンサンプの排水流路に流入したとしても，溶融炉心を排水流路内で凝固させ，サプレッション・チェンバへ移行することがない設計とする。

また，耐震Ｓクラスではないが，設備が使用可能な状態であれば，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，格納容器の下部に落下した炉心を冷却するために有効な設備であるため，の自主対策設備として，以下を整備する。

(6)

消火系による格納容器下部注水
消火系による格納容器下部への注水は，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，ディーゼル駆動消火ポンプ又は常用電源が健全な場合は電動駆動消火ポンプを用い，淡水タンク（ろ過
水貯蔵タンク又は多目的タンク）を水源として，消火系の配管及び格納容器下部注水系の配管を介して格納容器下部のペデスタル（ドライウェル部）
3.8-5

へ注水し，溶融炉心を冷却する機能を有する。

(7)

補給水系による格納容器下部注水補給水系による格納容器下部への注水は，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，復水移送ポンプを用い，復水貯蔵タンクを水源として，補給水系の配管，消火系の配管及び格納容器
下部注水系の配管を介して格納容器下部のペデスタル（ドライウェル部）
へ注水し，溶融炉心を冷却する機能を有する。

また，技術的能力審査基準への適合のため，溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延及び防止するための設備として，以下を整
備する。

(8)

原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水
炉心の著しい損傷が発生した場合において，溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延及び防止するため原子炉圧力容器への注水を実施する。
なお，原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水については「3.2原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備（設置許可基準規則第45条に対する設計方針を示す章）」で示す。

(9)

高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水
炉心の著しい損傷が発生した場合において，溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延及び防止するために，重大事故等対処
設備として高圧代替注水系を整備し，常設代替直流電源設備により高圧代
3.8-6替注水系の電源を確保し，原子炉圧力容器への注水を実施する。
なお，高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水については「3.2原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備（設置許可基準規則第45条に対する設計方針を示す章）」で示す。

(10)

低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水
炉心の著しい損傷が発生した場合において，溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延及び防止するために，重大事故等対処
設備として低圧代替注水系（常設）を整備し，原子炉圧力容器への注水を実施する。
なお，低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水について
は「3.4原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備（設置許可基準規則第47条に対する設計方針を示す章）」で示す。

(11)

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水
炉心の著しい損傷が発生した場合において，溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延及び防止するために，重大事故等対処
設備として低圧代替注水系（可搬型）を整備し，原子炉圧力容器への注水を実施する。
なお，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水については「3.4原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備（設置許可基準規則第47条に対する設計方針を示す章）」で示す。

（12）代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水
3.8-7

炉心の著しい損傷が発生した場合において，溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延及び防止するために，重大事故等対処
設備として代替循環冷却系を整備し，代替循環冷却系ポンプで原子炉圧力容器に注水する。なお，代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水については，「3.7原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備（設置許可基準規則第50条に対する設計方針を示す章）」で示す。

(13)

ほう酸水注入系による原子炉圧力容器への注入
炉心の著しい損傷が発生した場合において，溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延及び防止するために，重大事故等対処
設備としてほう酸水注入系を整備し，原子炉圧力容器への注入を実施する。
なお，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器への注水については「3.2原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備（設置許可基準規則第45条に対する設計方針を示す章）」で示す。

また，耐震Ｓクラスではないが，設備が使用可能な状態であれば，溶融炉
心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延及び防止するために有効な設備であるため，自主対策設備として，以下を整備する。

(14)

消火系による原子炉圧力容器への注水
炉心の著しい損傷が発生した場合において，溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延及び防止するために，消火系のディー
ゼル駆動消火ポンプ又は常用電源が健全な場合は電動駆動消火ポンプで原
子炉圧力容器への注水を実施する。

3.8-8

(15)

補給水系による原子炉圧力容器への注水
炉心の著しい損傷が発生した場合において，溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延及び防止するために，復水補給水系の復水移送ポンプで原子炉圧力容器への注水を実施する。

3.8-9

3.8.2

重大事故等対処設備

3.8.2.1
3.8.2.1.1

格納容器下部注水系（常設）
設備概要

格納容器下部注水系（常設）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ことを目的として設置するものである。
本系統は，常設低圧代替注水系ポンプ，水源である代替淡水貯槽，流路である低圧代替注水系配管・弁，格納容器下部注水系配管・弁，常設代替交流
電源設備である常設代替交流電源装置，緊急用Ｍ／Ｃ，緊急用Ｐ／Ｃ及び注入先である格納容器等から構成される。
重大事故等時においては，代替淡水貯槽を水源とし，常設低圧代替注水系
ポンプ2個の起動及び系統構成（電動弁操作）を中央制御室のスイッチ操作
により行い，低圧代替注水系配管及び格納容器下部注水系配管を介して格納容器下部のペデスタル（ドライウェル部）へ注水することで落下した溶融炉心を冷却する機能を有する。
本系統全体の概要図を第3.8-1図に，本系統に属する重大事故等対処設備
を第3.8-1表に示す。

常設低圧代替注水系ポンプの電源は，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置より緊急用Ｍ／Ｃ及び緊急用Ｐ／Ｃ母線を経由して給電できる設計とする。

水源である代替淡水貯槽は，水位が低下した場合，可搬型代替注水大型ポンプを用いて，複数の淡水源（淡水貯水池Ａ，Ｂ）より補給可能な設計とする。また，海より代替淡水貯槽へ補給可能な設計とする。
3.8-10第 3.8-1 図

3.8-11

格納容器下部注水系（常設）系統概要図

① ④
② ③

①
②

弁名称
格納容器下部注水系ペデスタル注水弁
格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン隔離弁

③
④

弁名称
格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン流量調整弁
格納容器下部注水系ペデスタル注水流量調整弁

第3.8-1表

格納容器下部注水系（常設）に関する重大事故等対処設備一覧

設備区分

設備名
常設低圧代替注水系ポンプ【常設】主要設備

代替淡水貯槽【常設】 ＊１

附属設備−
低圧代替注水系配管・弁【常設】流路

格納容器下部注水系配管・弁【常設】

注水先格納容器【常設】
常設代替交流電源設備
常設代替高圧電源装置【常設】関連設備

電源設備 ＊２

軽油貯蔵タンク[常設]（燃料補給設常設代替交流電源設備用燃料移送ポンプ【常設】備含む）

緊急用Ｍ／Ｃ【常設】緊急用Ｐ／Ｃ【常設】緊急用電源切替盤【常設】ドライウェル雰囲気温度【常設】サプレッション・チェンバ雰囲気温度【常設】サプレッション・プール水温度【常設】

計装設備

＊３

格納容器下部水位【常設】低圧代替注水系格納容器下部注水流量【常設】常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力【常設】代替淡水貯槽水位【常設】＊1： 水源への補給に必要となる設備については，「3.13重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第56条に対する設計方針を示す章）」
で示す。
＊２：電源設備については，「3.14電源設備（設置許可基準規則第57条に対する設計方針を示す章）」で示す。
＊３：主要設備を用いた炉心損傷防止及び原子炉格納容器破損防止対策を成功させるための操作に必要な計装設備。なお，計装設備については「3.15計装設備（設置許可基準規則第58条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.8-12

3.8.2.1.2

主要設備の仕様

主要機器の仕様を以下に示す。
(1)

常設低圧代替注水系ポンプ兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設
備・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
種

類

：ターボ形

容

量

：約200m ３ ／h／個

全

揚

程

：約200m

最高使用圧力：3.5MPa［gage］

最高使用温度

：66℃

個

：2

数

取付箇所

：常設低圧代替注水系格納槽内

電動機出力：190kW／個（2）代替淡水貯槽
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備
3.8-13

個

数

：1

容

量

：約5,000m ３

取付箇所：常設低圧代替注水系格納槽内

3.8-14

3.8.2.1.3

格納容器下部注水系の多重性又は多様性及び独立性，位置的分散の確保

格納容器下部注水系は，常設及び可搬型を設置することにより，第3.8-2
表に示すとおり，それぞれに対し多様性及び位置的分散を図る設計としている。
ポンプについては， 常設低圧代替注水系格納槽に設置された格納容器下部注水系（常設）の常設低圧代替注水系ポンプに対し，西側及び南側保管場
所に保管された格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水大型ポンプを用いることで，位置的分散を図った設計としている。
水源については，格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水大型ポンプを使用する際は，代替淡水貯槽に加え代替淡水源（淡水貯水池）又は海水を用いることで，格納容器下部注水系（常設）の常設低圧代替注水系ポンプを使用する場合の水源である，代替淡水貯槽との多様性，位置的分散を図った設計としている。
駆動電源については，格納容器下部注水系（常設）の常設低圧代替注水系
ポンプが代替交流電源設備を用いるのに対し，格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水大型ポンプは，電源を必要としないディーゼルエンジン駆動であることから，多様性を図った設計としている。
電動弁については，駆動部に設けるハンドルにて手動操作も可能な設計とすることで，電動駆動に対し多様性を持たせた設計とする。
常設と可搬型の独立性については，第3.8-3表に示すとおり，地震，津波，
火災及び溢水により同時に故障することを防止するために独立性を確保する設計とする。

3.8-15

第3.8-2表

格納容器下部注水系の多様性及び位置的分散

格納容器下部注水系

格納容器下部注水系

（常設）

（可搬型）

常設低圧代替注水系ポンプ

可搬型代替注水大型ポンプ

常設低圧代替注水系格納槽

西側及び南側保管場所

代替淡水貯槽

代替淡水貯槽

常設低圧代替注水系格納槽

常設低圧代替注水系格納槽

駆動用空気

不要

不要

潤滑油

不要（内包油）

不要

冷却水

不要

不要

常設代替交流電源設備

不要（常設代替高圧電源装置）（ディーゼルエンジン駆動）

項目

ポンプ

水源

駆動電源
屋外
屋外
（常設代替高圧電源装置置場）

3.8-16

第3.8-3表

格納容器下部注水系の独立性

格納容器下部注水系

格納容器下部注水系

（常設）

（可搬型）

項目

常設の格納容器下部注水系及び可搬型の格納容器下部注水系を構
地震成する機器類は基準地震動Ssに対し機能を維持できる設計とする
ことで，地震が共通要因となり故障することのない設計とする。
常設の格納容器下部注水系は，防潮堤及び水密構造の地下格納槽に設置すること，可搬型の格納容器下部注水系は，防潮堤及び高津波台の保管場所へ配備することで，津波が共通要因となり故障する
共通要因故障ことのない設計とする。
常設の格納容器下部注水系及び可搬型の格納容器下部注水系を構成する機器類は，火災が共通要因となり故障することのない設計
火災とする（「共-7 重大事故等対処設備の内部火災に対する防護方針について」で記載）。
常設の格納容器下部注水系及び可搬型の格納容器下部注水系を構成する機器類は，溢水が共通要因となり故障することのない設計
溢水とする（「共-8 重大事故等対処設備の内部溢水に対する防護方針について」で記載）。

3.8-17

3.8.2.1.4 設置許可基準規則第43条への適合方針
3.8.2.1.4.1 設置許可基準規則第43条第1項への適合方針(1)(ⅰ)

環境条件（設置許可基準規則第43条第1項一）要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
格納容器下部注水系（常設）の常設低圧代替注水系ポンプは，常設低圧代替注水系格納槽に設置している設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，常設低圧代替注水系格納槽の環境条件を考慮し，以下の第3.8-4表に示す設計とする。
（51-3-1〜4）

3.8-18

第3.8-4表

想定する環境条件

環境条件

対応
設置場所である常設低圧代替注水系格納槽で想定される温温度，圧力，湿度，放度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認し射線た機器を使用する。
屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けな
屋外の天候による影響
い。
淡水だけでなく海水も使用する（常時海水を通水しない）た
海水を通水する系統へ

め，海水の影響を考慮する。具体的には，可能な限り淡水源の影響を優先し，海水通水は短期間とすることで，設備への影響を考慮した設計とする。
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で，機器の損傷等の地震影響を考慮した設計とする。（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）風（台風），竜巻，積常設低圧代替注水系格納槽に設置するため，風（台風），竜雪，火山の影響

巻，積雪及び火山の影響は受けない。
重大事故等が発生した場合においても，電磁波による影響を

電磁的障害受けない設計とする。

3.8-19(2)(ⅰ)

操作性（設置許可基準規則第43条第1項二）要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるもの
であること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
格納容器下部注水系（常設）を運転する場合は，中央制御室の緊急用
電源切替盤にて，電源を常設代替交流電源設備からの受電に切り替え，
中央制御室からのスイッチ操作で，常設低圧代替注水系ポンプを起動し，代替淡水貯槽への循環運転状態とする。その後，中央制御室からのスイッチ操作で，格納容器下部注水系ペデスタル注水弁，格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン隔離弁，格納容器下部注水系ペデスタル注入ラ
イン流量調整弁及び格納容器下部注水系ペデスタル注 水 流量調整弁の開操作を実施し，ペデスタル（ドライウェル部）への注水を行う設計とする。
格納容器下部注水系（常設）の操作に必要なポンプ及操作に必要な弁を第3.8-5表に示す。
常設低圧代替注水系ポンプの起動・停止・運転状態及び弁の開閉状態については，中央制御室の表示灯・操作画面表示等で視認可能な設計とし，中央制御室における監視又は試験・検査等にて確認可能な設計とする。
中央制御室の操作スイッチを操作するにあたり，運転員等のアクセス性及び操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，操作スイッ
3.8-20チには機器の名称等を表示した銘板の取付け又は画面表示等により，運転員の操作性及び監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。
（51-3-1〜4，51-4-1，2）

第3.8-5表

操作対象機器リスト

機器名称

状態の変化

操作方法

操作場所

常設低圧代替注水系ポンプ（Ａ）

起動停止

スイッチ操作中央制御室

常設低圧代替注水系ポンプ（Ｂ）

起動停止

スイッチ操作

中央制御室

スイッチ操作

中央制御室

弁閉→弁開

スイッチ操作

中央制御室

弁閉→弁開

スイッチ操作

中央制御室

弁閉→弁開

スイッチ操作

中央制御室

格納容器下部注水系ペデスタル注水弁 弁閉→弁開
格納容器下部注水系ペデスタル注入ラ
イン隔離弁
格納容器下部注水系ペデスタル注入ラ
イン流量調整弁
格納容器下部注水系ペデスタル注水流量調整弁

3.8-21

(3)(ⅰ)

試験及び検査（設置許可基準規則第43条第1項三）
要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
格納容器下部注水系（常設）の常設低圧代替注水系ポンプは，第3.86表に示すように原子炉運転中に機能・性能検査及び弁動作確認を，また，原子炉停止中に機能・性能検査，弁動作確認及び分解検査が可能な設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプは，分解検査として，原子炉停止中にケー
シングカバーを取り外して，ポンプ部品（主軸，軸受，羽根車等）の状態を確認する分解検査が可能な設計とする。弁については，分解検査として弁体等の部品の状態を確認可能な設計とする。分解検査においては，
浸透探傷試験により，性能に影響を及ぼす指示模様の有無を確認する。
また，目視により，性能に影響を及ぼす恐れのあるき裂，打こん，変形及び摩耗の有無を確認する。
また，常設低圧代替注水系ポンプは，吐出配管にテストラインを設け，原子炉運転中又は原子炉停止中に，代替淡水貯槽を水源とした循環運転を行うことで，ポンプの吐出圧力・流量の確認に加え，運転時の振動，異音，異臭及び漏えいの確認が可能な設計とする。弁については，原子炉運転中又は原子炉停止中に弁動作確認を実施することで弁開閉動作の確認が可能な設計とする。ポンプ及び系統配管・弁については，機能・3.8-22

性能検査等に合わせて外観の確認が可能な設計とする。

第3.8-6表
原子炉の状態

格納容器下部注水系（常設）の試験及び検査項目

内容
ポンプ運転性能，ポンプ及び系統配管・機能・性能検査
弁の漏えい確認，外観の確認

運転中
弁動作確認

弁開閉動作の確認
ポンプ運転性能，ポンプ及び系統配管・機能・性能検査
弁の漏えい確認，外観の確認
停止中

弁動作確認

弁開閉動作の確認
ポンプまたは弁の部品の表面状態につい

分解検査て浸透探傷試験及び目視により確認（51-5-1〜3）

3.8-23(4)切り替えの容易性（設置許可基準規則第43条第1項四）

(ⅰ)

要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設
備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
格納容器下部注水系（常設）の常設低圧代替注水系ポンプは，本来の用途以外の用途には使用しない。
常設低圧代替注水系ポンプ使用時の系統構成に必要な弁操作は，中央制御室から遠隔で操作可能な設計とすることで，格納容器下部注水系が必要となるまでの間に，第3.8-2図で示すタイムチャートの通り速やかに操作可能である。
（51-3-1〜4，51-4-1，2）

第3.8-2図

格納容器下部注水系（常設）によるタイムチャート ＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止等に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての1.8で示すタイムチャート

3.8-24(5)悪影響の防止（設置許可基準規則第43条第1項五）

(ⅰ)

要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。
格納容器下部注水系（常設）は，通常待機時は格納容器下部注水系ペデスタル注水弁，格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン隔離弁を閉止することで他の系統と隔離する系統構成としており，格納容器及び消火系に対して悪影響を及ぼさない設計とする。
（51-4-1，2）

第3.8-7表

他系統との隔離弁

取合系統

系統隔離弁

格納容器

格納容器下部注水系ペデスタ

駆動方式

動作
通常時閉

電動駆動
ル注水弁

電源喪失時閉

格納容器下部注水系ペデスタ

通常時閉
電動駆動

ル注入ライン隔離弁

3.8-25電源喪失時閉(6)(ⅰ)

設置場所（設置許可基準規則第43条第1項六）要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
格納容器下部注水系（常設）の系統構成に操作が必要な機器の設置場
所，操作場所を第3.8-8表に示す。緊急用電源切替盤は中央制御室にて操作可能とすることで，操作場所の放射線量が高くなるおそれが少なくなるよう設計する。常設低圧代替注水系ポンプ，格納容器下部注水系ペデスタル注水弁，格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン隔離弁，格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン流量調整弁，格納容器下部注水系ペデスタル注水流量調整弁は，原子炉建屋原子炉棟又は屋外（常設低圧代替注水系格納槽）に設置されるが，中央制御室からの遠隔操作を可能とすることで，操作場所の放射線量が高くなるおそれが少なくなるよ
う設計する。
（51-3-1〜4，51-4-1，2）

3.8-26

第3.8-8表

操作対象機器設置場所

機器名称

設置場所

操作場所

屋外（常設低圧代替注水系格
中央制御室

常設低圧代替注水系ポンプ（Ａ）
納槽）
屋外（常設低圧代替注水系格

中央制御室

常設低圧代替注水系ポンプ（Ｂ）
納槽）
緊急用電源切替盤

中央制御室

中央制御室

原子炉建屋原子炉棟4階

中央制御室

原子炉建屋原子炉棟3階

中央制御室

原子炉建屋原子炉棟3階

中央制御室

原子炉建屋原子炉棟4階

中央制御室

格納容器下部注水系ペデスタル注
水弁
格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン隔離弁
格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン流量調整弁
格納容器下部注水系ペデスタル注
水流量調整弁

3.8-27

3.8.2.1.4.2(1)(ⅰ)

設置許可基準規則第43条第2項への適合方針

容量（設置許可基準規則第43条第2項一）要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
格納容器下部注水系（常設）として使用する常設低圧代替注水系ポン
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に格納容器下部のペデスタル（ドライウェル部）への注
水に必要な注水量を有する設計とする。
必要な注水量としては，格納容器破損防止の重要事故シーケンスのうち，溶融炉心・コンクリート相互作用に係る有効性評価解析（原子炉設
置変更許可申請書添付書類十）において，有効性が確認されているペデスタル（ドライウェル部）への注水流量が100m ３ ／hであることから，1個で約200m ３ ／hを送水可能な常設低圧代替注水系ポンプを2個使用する設計とする。
格納容器下部注水系（常設）は，代替格納容器スプレイ系と同時に使用する場合を考慮して，各々の必要流量を確保できる設計とする。原子
炉圧力容器の破損前の必要流量は，格納容器下部注水系に必要な流量100m ３ ／hと代替格納容器スプレイ冷却系に必要な流量130m ３ ／h の合計230m 3 ／ｈであり，原子炉圧力容器の破損後の必要流量は，格納容器下部注水系に崩壊熱相当の注水量50m ３ ／h，代替格納容器スプレイ冷却系に必要な流量130m ３ ／hの合計180 m ３ ／h が必要となる。

3.8-28揚程は，有効性が確認されているペデスタル（ドライウェル部）への注水量で注水を実施する場合の系統圧損（水源（代替淡水貯槽）と注水先（格納容器）の圧力差，静水頭，機器圧損，配管及び弁類の圧損）を考慮して，約200mを確保可能な設計とする。
なお，代替淡水貯槽の容量の説明は，「3.13重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第56条に対する設計方針を示す章）」で示す。
（51-6-1〜4）

3.8-29(2)(ⅰ)

共用の禁止（設置許可基準規則第43条第2項二）
要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。
敷地内に二以上の発電用原子炉施設はないことから，格納容器下部注
水系（常設）の常設低圧代替注水系ポンプは共用しない。

(3)
(ⅰ)

設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第43条第2項三）要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。
格納容器下部注水系（常設）は，常設重大事故緩和設備であり，可搬型重大事故緩和設備の格納容器下部注水系（可搬型）に対し多様性，独立性，位置的分散を図る設計としている。これらの詳細については，
3.8-303.8.2.1.3の項に記載のとおりである。

3.8-31

3.8.2.2
3.8.2.2.1

格納容器下部注水系（可搬型）設備概要

格納容器下部注水系（可搬型）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，原子炉格納容器下部のペデスタル（ドライウェル部）床面に落下した炉心を冷却することを目的として設置するものである。
本系統は，可搬型代替注水大型ポンプ，水源である代替淡水貯槽，流路であるホース，低圧代替注水系配管・弁並びに格納容器下部注水系配管・弁，
燃料補給設備である可搬型設備用軽油タンク，タンクローリ，及び注入先である格納容器等から構成される。
重大事故等時においては，代替淡水貯槽を水源として，可搬型代替注水大型ポンプで送水することによりペデスタル（ドライウェル部）へ注水する機能を有する。
本系統全体の概要図を第3.8-3図に，本系統に属する重大事故等対処設備
を第3.8-9表に示す。

本系統は，可搬型代替注水大型ポンプ1個により，代替淡水槽の水をホース，低圧代替注水系配管及び格納容器下部注水系配管を介して格納容器下部のペデスタル（ドライウェル部）へ注水する。

可搬型代替注水大型ポンプは，ディーゼルエンジンにて駆動し，附属する
操作スイッチにより起動できる設計とする。燃料は可搬型設備用軽油タンク
よりタンクローリを用いて給油できる設計とする。

また，海水を利用し，代替淡水貯槽へ補給できる設計とする。
3.8-32可搬型代替注水大型ポンプを使用する際に接続する接続口は，共通の要因
によって接続することができなくなることを防止するため，原子炉建屋の異なる面（原子炉建屋東側及び西側）の隣接しない位置に設置する。

3.8-33

⑤

第3.8-3図3.8-34

格納容器下部注水系（可搬型） 系統概要図

① ④
② ③
⑤
①

④

①
②
③

弁名称
格納容器下部注水系ペデスタル注水弁
格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン隔離弁
格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン流量調整

④
⑤
−

弁名称
格納容器下部注水系ペデスタル注水流量調整弁
各接続口附属の弁−

第 3.8-9 表

格納容器下部注水系（可搬型）に関する重大事故等対処設備一
覧

設備区分
主要設備

設備名
可搬型代替注水大型ポンプ【可搬】
代替淡水貯槽【常設】 ＊１

附属設備―
低圧代替注水系配管・弁【常設】流路

格納容器下部注水系配管・弁【常設】ホース【可搬】

注水先
電源設備 ＊２
関連設備（燃料補給設備含む）

格納容器【常設】
可搬型設備用軽油タンク【常設】タンクローリ【可搬】
ドライウェル雰囲気温度【常設】サプレッション・チェンバ雰囲気温度【常設】計装設備 ＊３

サプレッション・プール水温度【常設】格納容器下部水位【常設】低圧代替注水系格納容器下部注水流量【常設】代替淡水貯槽水位【常設】＊1: 水源への補給に必要となる設備については，「3.13重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第56条に対する設計方針を示す章）」
で示す。
＊２：電源設備については，「3.14電源設備(設置許可基準規則第57条に対する設計方針に示す章)」で示す。
＊３：主要設備を用いた炉心損傷防止及び原子炉格納容器破損防止対策を成功させるための操作に必要な計装設備。なお，計装設備については「3.15計装設備（設置許可基準規則第58条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.8-35

3.8.2.2.2(1)

主要設備の仕様

可搬型代替注水大型ポンプ兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備
・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
・発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
種

類

：うず巻形

容

量

：約1,320m ３ ／h／個

吐出圧力：約1.40MPa[gage]

最高使用圧力：1.40MPa[gage]

最高使用温度

：60℃

原動機出力

：847kW／個個：2（予備1）

数

設置場所

：屋外

保管場所

：西側及び南側保管場所

3.8-36

（2）代替淡水貯槽兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備
・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
基

数

：1

容

量

：約5,000m ３

取付箇所

3.8.2.2.3：常設低圧代替注水系格納槽内

多重性又は多様性及び独立性，位置的分散

格納容器下部注水系は，常設及び可搬型を設置することにより，それぞれに対し多様性，独立性及び位置的分散を図る設計としている。
これらの詳細については，3.8.2.1.3の項に記載のとおりである。

3.8-37

3.8.2.2.4 設置許可基準規則第43条への適合方針
3.8.2.2.4.1 設置許可基準規則第43条第1項への適合方針(1)(ⅰ)

環境条件（設置許可基準規則第43条第1項一）要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水大型ポンプは，西側
及び南側保管場所に保管し，水源となる代替淡水貯槽付近の屋外に設置される設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，屋外の環境条件を考慮し，以下の第3.8-10表のとおりの設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプの操作は，可搬型代替注水大型ポンプに附
属する操作スイッチにより，設置場所から操作可能な設計とする。また，地震による荷重を考慮しても機能維持できる設計とする。風（台風）及び竜巻による風荷重を考慮しても機能維持できる設計とする。積雪及び火山の影響については，適切に除雪及び除灰する運用とする。
また，降水及び凍結により機能を損なうことのないよう，防水対策が取られた可搬型代替注水大型ポンプを使用し，凍結のおそれがある場合
は暖気運転を行い凍結対策とする。
（51-7-1,2）

3.8-38

第3.8-10表

想定する環境条件

環境条件

対応
保管場所及び設置場所である屋外で想定される温度，圧

温度，圧力，湿度，放力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機射線器を使用する。
保管場所及び設置場所で想定される降水及び凍結により機屋外の天候による影響 能を損なうことのないよう防水対策及び凍結対策を行える設計とする。
淡水だけでなく海水も使用する（常時海水を通水しない）
海水を通水する系統への影響ため，海水影響を考慮する。具体的には，可能な限り淡水源を優先し，海水通水は短期間とすることで，設備への影響を考慮した設計とする。
保管場所で想定される適切な地震荷重との組合せを考慮し地震た上で，機器が損傷しないことを確認し，地震の影響がない設計とする。
保管場所で想定される風（台風）及び竜巻の風荷重，積雪，火山の影響による荷重を考慮し，機器が損傷しない設

風（台風），竜巻，積計とする。

雪，火山の影響
また，設置場所で想定される風（台風），積雪による荷重を考慮し，機能に影響のない設計とする。
重大事故等が発生した場合においても電磁波による影響を
電磁的障害受けない設計とする。

3.8-39

(2)

操作性（設置許可基準規則第43条第1項二）

(ⅰ)

要求事項
想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるもの
であること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
格納容器下部注水系（可搬型）を運転する場合は，可搬型代替注水大型ポンプを水源である代替淡水貯槽近傍に配置するとともにホース接続を実施し，原子炉建屋西側又は東側接続口の弁を現場にて手動にて開操作するとともに，中央制御室からのスイッチ操作で，格納容器下部注水系ペデスタル注水弁，格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン隔離
弁，格納容器下部注水系ペデスタル注入ライン流量調整弁及び格納容器
下部注水系ペデスタル注水流量調整弁の開操作が完了した後，可搬型代
替注水大型ポンプをポンプ附属の操作スイッチにより起動し，ペデスタ
ル（ドライウェル部）への注水を行う。格納容器下部注水系（可搬型）の操作に必要なポンプ，弁及び接続ホースを第3.8-11表に示す。

中央制御室の操作スイッチを操作するにあたり，運転員等のアクセス性及び操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，操作スイッ
チには機器の名称等を表示した銘板の取付け又は画面表示等により，運転員の操作性及び監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。

原子炉建屋東側又は西側接続口の弁については，接続口が設置されて3.8-40いる原子炉建屋西側（屋外）又は東側（屋外）から手動操作で弁を開閉することが可能な設計とする。可搬型代替注水大型ポンプ附属の操作ス
イッチを操作するにあたり，重大事故等対応要員のアクセス性，操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，操作スイッチは，機器の名称等を表示した銘板の取付け等により識別可能とし，重大事故等対応
要員の操作・監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，設置場所まで屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な車両設計とするとともに，転倒防止のため治具を用いて固定する設計とする。
ホースの接続作業に当たっては，特殊な工具は必要とせず，簡便な接続金物及び一般的な工具，楊重設備（車両付）により，確実に接続が可能な設計とする。
（51-4-1，2，51-7-1,2）

3.8-41

第3.8-11表
機器名称

操作対象機器リスト

状態の変化

可搬型代替注水大型ポンプ 起動停止

操作方法

操作場所

スイッチ操作

屋外設置場所

弁閉→弁開

手動操作

屋外接続口位置

弁閉→弁開

手動操作

屋外接続口位置

弁閉→弁開スイッチ操作

中央制御室

弁閉→弁開

スイッチ操作

中央制御室

弁閉→弁開

スイッチ操作

中央制御室

弁閉→弁開

スイッチ操作

中央制御室

ホース

ホース接続

人力接続

屋外

(3)

試験及び検査（設置許可基準規則第43条第1項三）接続口の弁（原子炉建屋東側（屋外））
接続口の弁（原子炉建屋西側（屋外））
格納容器下部注水系ペデス
タル注水弁，
格納容器下部注水系ペデス
タル注入ライン隔離弁
格納容器下部注水系ペデス
タル注入ライン流量調整弁
格納容器下部注水系ペデス
タル注水入流量調整弁

(ⅰ)

要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性について」に

3.8-42示す。
格納容器下部注水系（可搬型）は，第3.8-12表に示すように原子炉運転中又は停止中に機能・性能検査，弁動作確認を，また，原子炉停止中に機能・性能検査及び弁作動確認と分解検査，外観検査が可能な設計とする。
機能・性能確認においては，淡水貯水池を水源とし，可搬型代替注水
大型ポンプ，仮設圧力計・流量計，ホースの系統構成で循環運転が可能なテストラインを設けることで，ポンプの吐出圧力・流量の確認に加え，運転時の振動，異音，異臭及び漏えいの確認が可能な設計とする。ポン
プ及び弁については，機能・性能検査等に合わせて外観の確認が可能な設計とする。ホースについては，機能・性能に影響を及ぼすおそれのあるき裂，ジョイント部の腐食等が無いことを確認可能である。
弁については，原子炉運転中又は停止中に弁動作確認を実施すること
で，弁の開閉動作を確認可能な設計とする。
ポンプを搭載する車両については，走行状態に異常のないことを確認できる設計とする。

第3.8-12表
原子炉の状態

格納容器下部注水系（可搬型）の試験・検査項目

内容
ポンプ運転性能，ポンプ及び系統配管・機能・性能検査
弁・ホースの漏えい確認，外観の確認

運転中又は停止中

弁作動確認

弁開閉動作の確認

車両検査

ポンプを搭載する車両の走行状態確認（51-5-3）

3.8-43(4)切り替えの容易性（設置許可基準規則第43条第1項四）

(ⅰ)

要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設
備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水大型ポンプは，通常
待機は，接続先と系統と分離した状態で保管し，本来の用途以外の用途には使用しない。
可搬型代替注水大型ポンプ使用時の移動，設置，起動操作，及び系統の構成に必要な弁操作については，格納容器下部注水系が必要となるまでの間に，第3.8-4図で示すタイムチャートのとおり速やかに操作が可能である。

第3.8-4図

格納容器下部注水系（可搬型）によるタイムチャート ＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止等に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての1.8で示すタイムチャート

3.8-44(5)(ⅰ)

悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）
要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。
格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水大型ポンプは，通常時は接続先の系統と分離された状態で保管することで，他の設備に悪影響を及ぼさない運用とする。
格納容器下部注水系（可搬型）を使用した注水を行う場合は，弁操作
よって，通常時の系統構成から重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，保管場所において，車両の転倒を防止するために固定し，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

3.8-45

(6)設置場所（設置許可基準規則第43条第1項六）

(ⅰ)

要求事項
想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
格納容器下部注水系（可搬型）の系統構成に操作が必要な機器の設置
場所，操作場所を第3.8-13表に示す。このうち，屋外で操作する可搬型
代替注水大型ポンプ，原子炉建屋東側又は西側接続口の弁（屋外），ホ
ースは，屋外に設置する設計とするが，作業は屋外の放射線量が高くなるおそれが少ないタイミングで実施が可能である。作業に当たっては，放射線量を確認し，適切な放射線防護対策で作業安全確保を確認した上で作業を実施する。仮に線量が高い場合は，線源からの離隔距離をとる
こと，線量を測定し線量が低い場所で作業を行うことにより，これらの設備の設置及び常設設備との接続が可能である。

3.8-46

第3.8-13表
機器名称
可搬型代替注水大型ポンプ

操作対象機器設置場所
設置場所

操作場所

屋外設置場所

屋外設置場所

屋外接続口位置

屋外接続口位置

屋外接続口位置

屋外接続口位置

原子炉建屋原子炉棟3階

中央制御室

原子炉建屋原子炉棟4階

中央制御室

原子炉建屋原子炉棟4階

中央制御室

原子炉建屋原子炉棟3階

中央制御室

屋外

屋外

接続口の弁（原子炉建屋東側（屋外））
接続口の弁（原子炉建屋西側（屋外））
格納容器下部注水系ペデスタル
注水弁
格納容器下部注水系ペデスタル
注入ライン隔離弁
格納容器下部注水系ペデスタル
注入ライン流量調整弁
格納容器下部注水系ペデスタル
注水流量調整弁ホース

3.8-47

3.8.2.2.4.2(1)(ⅰ)

設置許可基準規則第43条第3項への適合方針

容量（設置許可基準規則第43条第3項一）要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量に加え，十分に余裕のある
容量を有するものであること。

(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
格納容器下部注水系（可搬型）として使用する可搬型代替注水大型ポ
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に格納容器下部のペデスタル（ドライウェル部）への注水に必要な注水量を有する設計とする。
必要な注水量としては，格納容器の破損防止の重要事故シーケンスのうち，溶融炉心・コンクリート相互作用に係る有効性評価解析（原子炉設置変更許可申請書添付書類十）において，有効性が確認されているペデスタル（ドライウェル部）への注水流量が100m ３ ／hであることから，1個で約1,320 m ３ ／hを送水可能な可搬型代替注水大型ポンプを1個使用する設計とする。
揚程（吐出圧力）は，有効性が確認されているペデスタル（ドライウ
ェル部）への注水量で注水を実施する場合の系統圧損（水源（代替淡水貯槽）と注水先（格納容器）の圧力差，静水頭，機器圧損，配管・ホー
ス及び弁類の圧損）を考慮して，約1.40 MPa［gage］を確保可能な設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，重大事故時において，ペデスタル（ドライウェル部）への注水に必要な流量を確保できる容量を有するものを
3.8-48

1セット1個使用する。保有数は2セットで2個と，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として1個の合計3個を保管する。
（51-6-5〜8）

(2)
(ⅰ)

確実な接続（設置許可基準規則第43条第3項二）要求事項
常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。）と接続するものにあっては，当該常設設備と容易かつ確実に接続することができ，かつ，二以上の系統又は発電用原子炉施設が相互に使用することができるよう，接続部の規格の統一その他の適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
格納容器下部注水系（可搬型）である可搬型代替注水大型ポンプ側のホースと接続口については，フランジ接続にすることで，一般的に使用される工具を用いてホースを確実に接続できる設計とする。また，原子炉建屋東側接続口と原子炉建屋西側接続口の口径を統一し，確実に接続できる設計とする。
（51-7-1,2）

3.8-49(3)複数の接続口（設置許可基準規則第43条第3項三）

(ⅰ)

要求事項
常設設備と接続するものにあっては，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外から水又は電力を供給するものに限る。）の接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設けるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。
格納容器下部注水系（可搬型）である可搬型代替注水大型ポンプの接続箇所である接続口は，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，原子炉建屋の異なる面の隣接しない位置に設置することとし，原子炉建屋東側に1箇所，原子炉建屋西側に1箇所設置し，合計2箇所を設置することで，共通要因によって接続することができな
くなることを防止する設計とする。
（51-7-1）

3.8-50(4)

設置場所（設置許可基準規則第43条第3項四）

(ⅰ)

要求事項
想定される重大事故等が発生した場合において可搬型重大事故等対処設備を設置場所に据え付け，及び常設設備と接続することができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
格納容器下部注水系（可搬型）である可搬型代替注水大型ポンプは，屋外で使用する設備であり，想定される重大事故等が発生した場合における放射線を考慮しても作業への影響はないと想定しているが，仮に線量が高い場合は線源からの離隔距離をとること，線量を測定し線量が低い位置に配置することにより，これら設備の設置及び常設設備との接続を可能とする。また，接続口及びホースの現場での接続作業に当たっては，簡便なフランジ接続により，一般的な工具等を用い確実かつ速やかに接続可能とすることで，作業線量の低減を考慮した設計とする。
（51-7-1,2）

3.8-51

(5)(ⅰ)

保管場所（設置許可基準規則第43条第3項五）要求事項
地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設
備の配置その他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管すること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。
格納容器下部注水系（可搬型）である可搬型代替注水大型ポンプは，
地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置，その他の条件を考慮し，格納容器下部注水系（可搬型）である
常設低圧代替注水系ポンプと位置的分散を図り，発電所敷地内の西側及び南側保管場所に保管する設計とする。
（51-8-1）

3.8-52

(6)アクセスルートの確保（許可基準規則第43条第3項六）

(ⅰ)

要求事項
想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，工場等内の道路及び通路が確保できるよう，適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
格納容器下部注水系（可搬型）である可搬型代替注水大型ポンプは，
通常待機時は西側及び南側保管場所に保管されており，想定される重大事故等が発生した場合においても，保管場所から設置場所までの運搬経路について，設備の運搬及び移動に支障をきたすことのないよう，別ルートも考慮して複数のアクセスルートを確保する。
（51-9-1〜4）

3.8-53

(7)

設計基準事故対処設備及び常設重大事故防止設備との多様性（設置許可基準規則第43条第3項七）

(ⅰ)

要求事項
重大事故防止設備のうち可搬型のものは，共通要因によって，設計基準事故対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵プールの冷却機能若しくは注水機能又は常設重大事故防止設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがな
いよう，適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。
格納容器下部注水系（可搬型）は，可搬型重大事故緩和設備であり，常設重大事故緩和設備の格納容器下部注水系（常設）に対し多様性，独立性及び位置的分散を図る設計としている。これらの詳細については，
3.8.2.1.3の項に記載のとおりである。

3.8-54

3.8.3

ペデスタル（ドライウェル部）底部の構造変更

3.8.3.1

設備概要

炉心損傷後に原子炉圧力容器底部が破損し，ペデスタル（ドライウェル部）への溶融炉心の落下に至り，落下してきた溶融炉心が格納容器ドレン
サンプ内に流入する場合，溶融炉心が局所的にコンクリートを浸食することや，格納容器ドレンサンプの排水流路を通じてサプレッション・チェン
バへ移行することで，ドライウェルとサプレッション・チェンバの隔離機能が損なわれるおそれがある。溶融炉心による局所的なコンクリート浸食を防ぎ，また，溶融炉心がサプレッション・チェンバへ移行することを防止するために，ペデスタル（ドライウェル部）底部の構造を変更する。
（51-10-1〜6）

3.8.4

その他設備

3.8.4.1
3.8.4.1.1

消火系による格納容器下部注水設備
設備概要

消火系による格納容器下部注水設備は，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に格納容器下部のペデスタル（ドライウェル部）への注水を実施するものである。なお，本設備は事業者の自主的な取り組みで設置するものである。
本系統は，ディーゼル駆動消火ポンプ又は常用電源が健全な場合は電動駆動消火ポンプを用い，淡水タンク（ろ過水貯蔵タンク，多目的タンク）
を水源として，消火系及び格納容器下部注水系の配管・弁を介してペデス
タル（ドライウェル部）への注水が可能な設備構成としている。消火系の電動弁については，全交流動力電源が喪失した場合であっても，代替交流
電源設備からの給電により，中央制御室から遠隔で操作が可能である。
3.8-55

3.8.4.2
3.8.4.2.1

補給水系による格納容器下部注水設備
設備概要

補給水系による格納容器下部注水設備は，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に格納容器下部のペデスタル（ドライウェル部）へ注水を実施するものである。なお，本設備は事業者の自主的な取り組みで設置するものである。
本系統は，復水移送ポンプを用い，復水貯蔵タンクを水源とした復水補給水系配管保有水を補給水系，消火系及び格納容器下部注水系の配管・弁を介して，ペデスタル（ドライウェル部）への注水が可能な設備構成としている。補給水系の電動弁については，全交流動力電源が喪失した場合であっても，代替交流電源設備からの給電により，中央制御室から遠隔で操作が可能である。

3.8-56

3.9

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備【52 条】【設置許可基準規則】（水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備）
第五十二条

発電用原子炉施設には，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内における水素による爆発（以下「水素爆発」という。）
による破損を防止する必要がある場合には，水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために必要な設備を設けなければならない。
（解釈）１

第 52 条に規定する「水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。

＜BWR＞ａ）原子炉格納容器内を不活性化すること。
＜PWR のうち必要な原子炉＞ｂ）水素濃度制御設備を設置すること。
＜BWR 及び PWR 共通＞
ｃ）水素ガスを原子炉格納容器外に排出する場合には，排出経路での水素爆発を防止すること，放射性物質の低減設備，水素及び放射性物質濃度測定装置を設けること。
ｄ）炉心の著しい損傷時に水素濃度が変動する可能性のある範囲で測定できる監視設備を設置すること。
ｅ）これらの設備は，交流又は直流電源が必要な場合は代替電源設備からの給電を可能とすること。

3.9-1

3.9

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備

3.9.1

設置許可基準規則第 52 条への適合方針

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（以下「格納容器」という。）内における水素爆発による破損を防止する必要がある場合には，水素爆発による格納容器の破損を防止するために必要な設備を設ける。

(1)

格納容器内の不活性化（設置許可基準規則解釈の第 1 項ａ））
炉心の著しい損傷が発生した場合において，格納容器内における水−ジ
ルコニウム反応により発生する水素により，格納容器内で水素爆発が発生することを防止するため，原子炉運転中は格納容器内を不活性ガス系により常時不活性化する。なお，不活性ガス系は設計基準対象施設であり，重大事故等が発生した際に使用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置付けない。

(2)

格納容器圧力逃がし装置の設置（設置許可基準規則解釈第 1 項ｃ），ｅ））
炉心の著しい損傷が発生した場合において格納容器内における水素爆発
による破損を防止するための設備として，格納容器圧力逃がし装置を設置する。運用にあたっては，炉心損傷後に格納容器圧力が限界圧力である最高使用圧力の 2 倍（2Pd）に到達する前に格納容器の過圧破損防止を目的とし，また，代替循環冷却を行った際に格納容器内で発生する水素及び酸素による格納容器内の水素爆発を防止するために水素及び酸素を排出することを目的とする。なお，上記設備の設置においては以下の条件を満たす設
計とする。

ⅰ）

排出経路での水素爆発を防止するため，系統待機中に系統内を窒3.9-2

素置換しておくことで，ベント実施時に排出ガスに含まれる水素と酸素により系統内が可燃領域となることを防止する設計とする。また，ベント停止後にフィルタ装置内に蓄積した放射性物質による水の放射線分解で発生する水素及び酸素によって，系統内が可燃領域に達することを防止するため，外部より不活性ガスを供給することにより系統内をパージすることが可能な設計とする。
また，排出経路にフィルタ装置を設置することにより，排出ガスに含まれる放射性物質を低減することが可能な設計とする。
また，フィルタ装置出口側配管にフィルタ装置出口放射線モニタを設置することにより，放出された放射性物質濃度を測定することが可能な設計とする。さらに，排出経路配管の頂部となる箇所にフィルタ装置入口水素濃度を設置することにより，系統内の水素濃度を測定可能な設計とする。（設置許可基準規則解釈の第１項ｃ））

ii）

格納容器圧力逃がし装置の電源については，重大事故等対処設備である代替電源設備より受電可能な設計とする。（設置許可基準規則解釈の第１項ｅ））

格納容器圧力逃がし装置については，「3.7原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備（設置許可基準規則第 50 条に対する設計方針を示す章）」
で示す。

(3)

水素濃度監視設備の設置（設置許可基準規則解釈の第１項ｄ））
炉心の著しい損傷が発生した場合に水素濃度が変動する可能性のある範囲で水素濃度を監視するため，原子炉建屋原子炉棟内に格納容器内水素濃3.9-3

度（SA）を設置する。格納容器内水素濃度（SA）は，代替電源設備からの給電により中央制御室において格納容器内の水素濃度の監視が可能な設計とする。
なお，炉心損傷後に代替循環冷却を長期使用した場合，格納容器内で発生する水素及び酸素によって格納容器内が水素爆発することを防止するた
め，格納容器内の雰囲気ガスを排気する必要がある。このため，格納容器
内水素濃度（SA）に加え格納容器内酸素濃度（SA）にて格納容器内の酸素濃度の監視が可能な設計とする。また，格納容器内酸素濃度（SA）は，代替電源設備からの給電により，中央制御室において格納容器内の酸素濃度の監視が可能な設計とする。

なお，水素爆発による格納容器の破損を防止するための自主対策設備として，以下を整備する。

(4)

可燃性ガス濃度制御設備の設置
可燃性ガス濃度制御設備は，炉心の著しい損傷が発生した場合において
格納容器内で発生する水素及び酸素を再結合することにより水素濃度の抑制を行い，水素爆発による破損を防止する。
なお，可燃性ガス濃度制御設備は，設計基準事故対処設備として設置するものであり，技術基準上の全ての要求事項を満たすことや全てのプラン
ト状況において使用することは困難な設備であることから，炉心の著しい損傷が発生した場合において可燃性ガス濃度制御設備を使用して格納容器
内の水素濃度を制御する運用については自主的な運用とする。

(5)

格納容器雰囲気モニタ
3.9-4格納容器雰囲気モニタは，炉心の著しい損傷が発生した場合において，水素及び酸素濃度が変動する可能性のある範囲で監視することを目的とし，格納容器内の雰囲気ガスをサンプリングすることで，原子炉建屋原子炉棟内に設置した水素検出器及び酸素検出器にて格納容器内の水素及び酸素濃度を測定する。
なお，格納容器雰囲気モニタについては，設計基準事故対処設備として設置するものであり，技術基準上のすべての要求事項を満たすことや全てのプラント状況において使用することは困難な設備であることから，炉心の著しい損傷が発生した際に格納容器雰囲気モニタを使用して格納容器内の水素濃度及び酸素濃度を測定する運用については自主的な運用とする。

3.9-5

3.9.2

重大事故等対処設備

3.9.2.1
3.9.2.1.1

格納容器圧力逃がし装置
設備概要

格納容器圧力逃がし装置は，炉心の著しい損傷が発生した場合において格納容器内における水素爆発による格納容器破損を防止するために重大事故防止設備として設けるものであり，フィルタ装置，圧力開放板等で構成する。
本系統に関する系統概要図を第 3.9-1 図，本系統に関する重大事故等対処
設備一覧を第 3.9-1 表に示す。

3.9-6

ドライウェル（Ｄ／Ｗ）ベントの流路
ウェットウェル（Ｄ／Ｗ）ベントの流路
排気筒

Ｄ／Ｗベント及びＷ／Ｗベント共通の流路※系統構成はＷ／Ｗベント時の状態を示す。

第 3.9-1 図

フィルタ装置
出口放射線モニタ

フィルタ装置入口
水素濃度
換気空調系へ
H2E

RE

AO

圧力開放板

AO

MO

耐圧強化
ベント系
AO

＊5

＊2

MO

AO

可搬 型代 替 注水 大型 ポ ンプ

＊2

遠隔人力操作機構

原子炉建屋
ガス処理系へ

＊3

＊1
＊3

RE
可搬 型窒 素 供給 装置

窒素供給
ライン

MO

＊4

AO

MO

原子炉圧力容器3.9-7

格納容器圧力逃がし装置

MO

格納容器

＊4
＊5

系統概要図

ドライウェルMO＊1
フィルタ装置

AO

サプレッション・プール
MO

補給水
ライン

廃棄物
処理設備へ
原子炉建屋原子炉棟

附属室
MO

原子炉建屋附属棟
フィルタ装置格納槽

第 3.9-1 表

格納容器圧力逃がし装置に関する重大事故等対処設備一覧

設備区分

設備名

主要設備

フィルタ装置【常設】圧力開放板【常設】フィルタ装置入口水素濃度【常設】フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
【常設】

附属設備

遠隔人力操作機構【常設】
可搬型窒素供給装置【可搬】
移送ポンプ【常設】フィルタ装置遮蔽【常設】配管遮蔽【常設】
二次隔離弁操作室【常設】二次隔離弁操作室遮蔽【常設】二次隔離弁操作室 空気ボンベユニット（空気ボンベ）【可搬】
二次隔離弁操作室 空気ボンベユニット（配管・弁）【常設】
可搬型注水大型ポンプ【可搬】

水源 *1

代替淡水貯槽【常設】流路

不活性ガス系配管・弁【常設】耐圧強化ベント系配管・弁【常設】
格納容器圧力逃がし装置配管・弁【常設】
格納容器【常設】
真空破壊弁(S/C→D/W)【常設】

注水先−

電源設備 *2

常設代替交流電源設備
常設代替高圧電源装置【常設】軽油貯蔵タンク【常設】常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプ【常設】緊急用断路器【常設】緊急用Ｍ／Ｃ【常設】緊急用動力変圧器【常設】緊急用Ｐ／Ｃ【常設】緊急用ＭＣＣ【常設】
可搬型代替交流電源設備
可搬型代替低圧電源車【可搬】
可搬型設備用軽油タンク【常設】タンクローリ【可搬】
可搬型代替低圧電源車接続盤【常設】常設代替直流電源設備
緊急用直流125V蓄電池【常設】3.9-8緊急用直流125V充電器【常設】
可搬型代替直流電源設備
可搬型代替低圧電源車【可搬】
可搬型整流器【可搬】
可搬型整流器用変圧器【常設】可搬型設備用軽油タンク【常設】タンクローリ【可搬】
可搬型代替低圧電源車接続盤【常設】緊急用直流125V主母線盤【常設】計装設備 *3

フィルタ装置水位【常設】フィルタ装置圧力【常設】フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）【常設】
フィルタ装置入口水素濃度【常設】格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｄ／Ｗ）【常設】格納容器雰囲気放射線モニタ（Ｓ／Ｃ）【常設】原子炉圧力容器温度【常設】ドライウェル圧力【常設】サプレッション・チェンバ圧力【常設】ドライウェル雰囲気温度【常設】サプレッション・チェンバ雰囲気温度【常設】サプレッション・プール水温度【常設】格納容器内水素濃度（ＳＡ）【常設】
格納容器内酸素濃度（ＳＡ）【常設】
サプレッション・プール水位【常設】＊1：水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
＊2：電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
＊3：計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.9-9

3.9.2.2
3.9.2.2.1

水素濃度及び酸素濃度監視設備
設備概要

格納容器内水素濃度（SA）及び格納容器内酸素濃度（SA）は，炉心の著しい損傷が発生した場合に水素及び酸素濃度が変動する可能性のある範囲で監視することを目的として，格納容器内の雰囲気ガスをサンプリングすることで，原子炉建屋原子炉棟内に設置した水素検出器及び酸素検出器にて格納容
器内の水素及び酸素濃度を測定する。
格納容器内水素濃度（SA）及び格納容器内酸素濃度（SA）のサンプリング
装置は，格納容器内の雰囲気ガスを圧縮機により吸い込み，測定に影響を与える蒸気凝縮が生じないようサンプリング系統及びサンプリング装置内にトレースヒータ及キャビネットヒータを設置し温度調節を行う。
サンプリング装置内は温度・圧力制御され，湿度検出器によりサンプリン
グガスの湿度を測定した後，水素検出器を通り格納容器内（ドライウェル，
サプレッション・チェンバ）の水素濃度を測定する。さらに湿度検出器及び水素検出器を通ったサンプリングガスを冷却器にて一定温度に冷却後，酸素検出器により酸素濃度を測定し，湿度検出器測定値により補正を行う。
全交流動力電源喪失が発生した場合においても代替電源設備からの給電が可能であり，中央制御室において格納容器内の水素及び酸素濃度の監視が可能である。
水素濃度及び酸素濃度監視設備に関する系統概要図を第 3.9-2 図，重大事
故等対処設備一覧を第 3.9-2 表に示す。

3.9-10サンプリングライン

ME ：湿度検出器
H2E：水素検出器

トレースヒータ

O2E：酸素検出器

検出器信号

空気作動弁
SV

キャビネットヒータ範囲

第 3.9-2 図

電磁弁

背圧弁

MO

逆止弁

水素濃度及び酸素濃度監視設備に関する系統概要図

3.9-11電動弁

第 3.9-2 表

水素濃度及び酸素濃度監視設備に関する重大事故等対処設備一覧

設備区分
主要設備

設備名
格納容器内水素濃度（SA）【常設】
格納容器内酸素濃度（SA）【常設】
附属設備
−
水源
−
流路
−
注水先
−
＊１
電源設備
常設代替交流電源設備
常設代替高圧電源装置【常設】軽油貯蔵タンク【常設】常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプ【常設】緊急用断路器【常設】緊急用Ｍ／Ｃ【常設】緊急用動力変圧器【常設】緊急用Ｐ／Ｃ【常設】緊急用ＭＣＣ【常設】
可搬型代替交流電源設備
可搬型代替低圧電源車【可搬】
可搬型設備用軽油タンク【常設】タンクローリ【可搬】
可搬型代替低圧電源車接続盤【常設】計装設備−＊1：単線結線図を補足説明資料 52-2 に示す。
電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.9-12

3.9.2.2.2

主要設備の仕様

設備の主要機器仕様を第 3.9-3 表に示す。

第 3.9-3 表
名称
検出器の種類
格納容器内
熱伝導式
水素濃度（SA）
格納容器内
磁気力式
酸素濃度（SA）

3.9.2.2.3
3.9.2.2.3.1(1)(ⅰ)

主要設備の仕様
計測範囲

個数0〜100vol%1

0〜25vol%

1

取付箇所
原子炉建屋
原子炉棟 3 階
原子炉建屋
原子炉棟 3 階

設置許可基準規則第 43 条への適合方針
設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針

環境条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重，その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

格納容器内水素濃度（SA）及び格納容器内酸素濃度（SA）は，原子炉
建屋原子炉棟内に設置する設備であることから，その機能を期待される
重大事故等が発生した場合における，原子炉建屋原子炉棟内の環境条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，以下の第 3.9-4
表に示す設計とする。

3.9-13

第 3.9-4 表

想定する環境条件

環境条件

対応
設置場所である原子炉建屋原子炉棟内で想定さ温度・圧力・湿度・れる温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐え放射線られる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による影 屋外に設置するものではないため，天候による響
影響は受けない。
海水を通水する系統
海水を通水することはない。
への影響
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器地震が損傷しない設計とする（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）。
風（台風）・竜巻・ 原子炉建屋原子炉棟内に設置するため，風（台積雪・火山の影響風），竜巻，積雪及び火山の影響は受けない。
重大事故等が発生した場合においても電磁波に電磁的障害
よりその機能が損なわれない設計とする。
（52-3-2）(2)(ⅰ)

操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるもの
であること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

格納容器内水素濃度（SA）及び格納容器内酸素濃度（SA）は，サンプ
リング装置を起動し，中央制御室にて監視する設計である。サンプリン
グ装置は，中央制御室の制御盤から操作が可能な設計とする。

3.9-14

中央制御室からサンプリング装置を操作するにあたり，運転員の操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，操作対象については操作器に名称を表示させ，運転員の操作・監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。
操作対象機器を第 3.9-5 表に示す。

第 3.9-5 表
機器名称
サンプリング装置
格納容器内水素濃度（SA）
格納容器内酸素濃度（SA）

操作対象機器

状態の変化
停止⇒起動
系統選択
自動⇔手動
（D/W⇔S/C）

操作場所

操作方法

中央制御室

スイッチ操作（52-3-4）(3)(ⅰ)

試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

格納容器内水素濃度（SA）及び格納容器内酸素濃度（SA）は，第 3.9-6
表に示すように原子炉の停止中に機能・性能検査が可能な設計とする。
検出器（格納容器内水素濃度(SA)及び格納容器内酸素濃度(SA)）の機能・性能の確認として，模擬入力（基準ガス）により検出器の校正及び中央
3.9-15

制御室までのループ試験を行う。

第 3.9-6 表

水素濃度及び酸素濃度監視設備の試験及び検査

原子炉の状態
停止中

項目

内容

機能・性能検査基準ガス校正（52-5-2）(4)(ⅰ)

切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）
要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設
備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

格納容器内水素濃度（SA）及び格納容器内酸素濃度（SA）は，本来の用途以外の用途には使用しない設計とする。
（52-4-2）(5)(ⅰ)

悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）
要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。

(ⅱ)

適合性
3.9-16

基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止について」に示す。

格納容器内水素濃度（SA）及び格納容器内酸素濃度（SA）は，他の設備に対して遮断器又はヒューズによる分離を行うことで，電気的な悪影
響を及ぼさない設計とする。

(6)
(ⅰ)

設置場所（設置許可基準規則第43条第1項六）要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

格納容器内水素濃度（SA）及び格納容器内酸素濃度（SA）は，重大事故等発生時においてサンプリング装置を起動し，中央制御室にて監視できる設計とする。
格納容器内水素濃度（SA）及び格納容器内酸素濃度（SA）の設置場所，
並びにサンプリング装置の設置場所及び操作場所を第3.9-7表に示す。
サンプリング装置は，中央制御室にて操作を実施する設計とするため，操作場所の放射線量が高くなるおそれが少なく操作が可能である。

3.9-17

第3.9-7表

操作対象機器設置場所

機器名称

設置場所

操作場所

サンプリング装置
格納容器内水素濃度（SA）
格納容器内酸素濃度（SA）

原子炉建屋
原子炉棟3階

中央制御室（52-3-4）

3.9.2.2.3.2(1)(ⅰ)

設置許可基準規則第43条第2項への適合方針

容量（設置許可基準規則第43条第2項一）要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.2

容量等」に示す。

格納容器内水素濃度（SA）は，炉心の著しい損傷時に格納容器内の水素濃度が変動する可能性のある範囲（重大事故等時：60.4vol%以下）を監視できることが主な役割であることから，0〜100vol%を計測可能な設計とする。
格納容器内酸素濃度（SA）は，重大事故等が発生した場合において，格納容器内の酸素濃度が変動する可能性のある範囲（重大事故等時：
7.25vol%以下）を監視できることが主な役割であることから，0〜25vol%を計測可能な設計とする。
（52-6-2〜5）(2)(ⅰ)

共用の禁止（設置許可基準規則第43条第2項二）要求事項

3.9-18

二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止について」に示す。

格納容器内水素濃度（SA）及び格納容器内酸素濃度（SA）は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。

(3)
(ⅰ)

設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第43条第2項三）要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止について」に示す。

格納容器内水素濃度（SA）及び格納容器内酸素濃度（SA）は，原子炉
建屋原子炉棟 3 階及び 4 階に設置している設計基準事故対処設備の格納
容器雰囲気モニタとは原子炉建屋原子炉棟内の別階層又は原子炉建屋原
3.9-19

子炉棟 3 階の離れた位置とすることにより位置的分散を図り，地震，火災，溢水等の共通要因故障によって同時に機能を損なわれない設計とする。また，電源については，代替電源設備からの給電が可能な設計とする。

3.9-203.10

水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備【53 条】【設置許可基準規則】（水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備）
第五十三条

発電用原子炉施設には、炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉建屋その他の原子炉格納容器から漏えいする気体状の放射性物質を格納するための施設（以下「原子炉建屋等」という。）の水素爆発による損傷を防止する必要がある場合には、水素爆発による当該原子炉建屋等の損傷を防止するために必要な設備を設けなければならない。

（解釈）１

第５３条に規定する「水素爆発による当該原子炉建屋等の損傷を防止するために必要な設備」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
ａ）水素濃度制御設備（制御により原子炉建屋等で水素爆発のおそれがないことを示すこと。）又は水素排出設備（動的機器等に水素爆発を防止する機能を付けること。放射性物質低減機能を付けること。）を設置すること。
ｂ）想定される事故時に水素濃度が変動する可能性のある範囲で推定できる監視設備を設置すること。
ｃ）これらの設備は、交流又は直流電源が必要な場合は代替電源設備からの給電を可能とすること。

3.10-1

3.10

水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備

3.10.1

設置許可基準規則第53条への適合方針

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るために，水素濃度制御設備及び水素濃度の監視設備として以下の設備を設ける。

(1)

静的触媒式水素再結合器（設置許可基準規則解釈の第1項a），c））

水素濃度制御設備として，原子炉建屋原子炉棟6階（オペレーティングフロア）に静的触媒式水素再結合器を設置し，重大事故等の発生時に格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に水素が漏えいした場合において，原子炉建
屋原子炉棟内の水素濃度上昇を抑制し，水素濃度を可燃限界未満に制御することで，原子炉建屋原子炉棟での水素爆発を防止する設計とする。また，
静的触媒式水素再結合器は運転員による起動操作を行うことなく，水素と酸素を触媒反応によって再結合できる装置を適用し，起動操作に電源が不要な設計とする。
また，静的触媒式水素再結合器の動作確認を行うために静的触媒式水素再結合器の動作監視装置として，静的触媒式水素再結合器の入口側及び出口側に温度計を設置し，中央制御室で監視可能な設計とする。静的触媒式
水素再結合器動作監視装置は，全交流動力電源喪失時においても代替電源設備からの給電により中央制御室において静的触媒式水素再結合器の動作確認が可能な設計とする。

(2)

水素濃度の監視設備（設置許可基準規則解釈の第1項b），c））

原子炉建屋水素濃度は，炉心の著しい損傷時に水素濃度が変動する可能性のある範囲で水素濃度を監視することを目的として原子炉建屋原子炉棟
3.10-2

内に検出器を設置し，水素濃度を測定する。また，原子炉建屋水素濃度は，
全交流動力電源喪失時においても代替電源設備からの給電により中央制御室において原子炉建屋水素濃度の監視が可能な設計とする。

また，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉建屋原子炉棟の水素爆発による損傷を防止するための自主対策設備として，以下を整備する。

(3)

格納容器頂部注水系の設置
原子炉ウェルに注水することで格納容器トップヘッドフランジを冷却する格納容器頂部注水系を設置する。本設備によって水素漏えいは防止できないが，格納容器トップヘッドフランジのシール材の熱劣化を緩和し，格納容器から原子炉建屋原子炉棟への水素漏えいを抑制する設計とする。格
納容器頂部注水系には常設と可搬型がある。
格納容器頂部注水系（常設）は，重大事故等発生時に常設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡水貯槽の水を原子炉ウェルに注水することで，格納容器トップヘッドフランジ部を冷却できる設計とする。
格納容器頂部注水系（可搬型）は，重大事故等発生時に原子炉建屋外から淡水貯水池又は代替淡水貯槽の水，若しくは海水を，可搬型代替注水大型ポンプにより原子炉ウェルに注水することで，格納容器トップヘッドフ
ランジ部を冷却できる設計とする。

(4)

原子炉建屋原子炉棟トップベント設備の設置
原子炉建屋原子炉棟トップベント設備を自主対策設備として設置する。
本設備は放射性物質の低減効果はないが，仮に原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度が上昇した場合においても，原子炉建屋原子炉棟6階天井部の水素を3.10-3

外部へ排出することで，水素の建屋内滞留を防止する設計とする。

3.10-4

3.10.2

重大事故等対処設備

3.10.2.1
3.10.2.1.1

静的触媒式水素再結合器
設備概要

静的触媒式水素再結合器は，炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度上昇を抑制し，水素爆発を防止する機能を有する。この設備は，触媒カートリッジ，ハウジング等の静的機器で構成し，運転員による起動操作を行うことなく，格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした水素と酸素を触媒反応によって再結合させることができる。
静的触媒式水素再結合器の動作監視装置として，静的触媒式水素再結合器の入口側及び出口側に温度計を設置し，中央制御室から監視可能な設計とする。また，静的触媒式水素再結合器動作監視装置は代替電源設備から給電が可能な設計とする。
静的触媒式水素再結合器及び静的触媒式水素再結合器動作監視装置に関する概要構成図を第3.10-1図，2図に，重大事故等対処設備一覧を第3.10-1表に示す。

触媒カートリッジ（ハウジングに内蔵）
第3.10-1図

ハウジング

静的触媒式水素再結合器概要

3.10-5

第3.10-1表

静的触媒式水素再結合器及び静的触媒式水素再結合器動作監視装置に関する重大事故等対処設備一覧

設備区分

設備名

主要設備

静的触媒式水素再結合器【常設】静的触媒式水素再結合器動作監視装置【常設】

附属設備

―

水源

―

流路

―

注水先

―

電源設備 ＊1

常設代替直流電源設備
緊急用直流125V蓄電池【常設】緊急用直流125V充電器【常設】
可搬型代替直流電源設備
可搬型代替低圧電源車【可搬】
可搬型整流器【可搬】
可搬型整流器用変圧器【常設】可搬型設備用軽油タンク（常設）
タンクローリ【可搬】
可搬型代替低圧電源車接続盤【常設】
可搬型代替直流電源設備用電源切替盤【常設】

計装設備

―

＊1：単線結線図を補足説明資料53-2-2,3に示す。
なお，電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第57条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.10-7

3.10.2.1.2

主要設備の仕様

主要機器の仕様を以下に示す。
(1)

静的触媒式水素再結合器
種類：触媒反応式

水素処理容量：約0.5kg／h／個（水素濃度4.0vol％，100℃，大気圧において）最高使用温度：300℃

(2)

個数

：24

本体材料

：ステンレス鋼

取付箇所：原子炉建屋原子炉棟6階

静的触媒式水素再結合器動作監視装置
主要機器の仕様を第3.10-2表に示す。

第3.10-2表静的触媒式水素再結合器動作監視装置の主要仕様

名称

検出器の種類

計測範囲

個数

取付箇所

静的触媒式水素再結合器
動作監視装置

熱電対

0〜300℃

4※

原子炉建屋原子炉棟6階※：静的触媒式水素再結合器1個当たり2個（出口及び入口）の熱電対を取り付ける。2個の静的触媒式水素再結合器に対して動作監視装置を取り付けるので，熱電対は4個となる。

3.10-8

3.10.2.1.3

設置許可基準規則第43条への適合方針

3.10.2.1.3.1(1)(ⅰ)

設置許可基準規則第43条第1項への適合方針

環境条件（設置許可基準規則第43条第1項一）要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

静的触媒式水素再結合器及び動作監視装置は，原子炉建屋原子炉棟内に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，原子炉建屋原子炉棟内の環境条件を考慮し，以下の第3.10-3表に示す設計とする。なお，静的触媒式水素再結合器は，触媒が湿度及び蒸気による性能低下を防止するために，触媒粒に疎水コー
ティングを施す設計とする。

3.10-9

第3.10-3表

想定する環境条件

環境条件

対応

温度・圧力・湿度・
放射線設置場所である原子炉建屋原子炉棟内で想定される温度，圧力，
湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。

屋外の天候による影響

屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。

海水を通水する系
統への影響

海水を通水することはない。

地震

適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しない設計とする（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）。

風（台風）・竜巻・
積雪・火山の影響

原子炉建屋原子炉棟内に設置するため，風（台風），竜巻，積雪及び火山の影響は受けない。

電磁的障害

重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

（53-3-2）(2)(ⅰ)

操作性（設置許可基準規則第43条第1項二）要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるもの
であること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

静的触媒式水素再結合器は，水素と酸素が流入すると触媒反応によって受動的に起動する設備とし，操作不要な設計とする。また，動作状況
は静的触媒式水素再結合器動作監視装置により確認できる設計とする。
3.10-10

なお，静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，重大事故等発生時において中央制御室にて監視できる設計であり現場又は中央制御室による操作は発生しない。

(3)(ⅰ)

試験及び検査（設置許可基準規則第43条第1項三）
要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

静的触媒式水素再結合器は，第3.10-4表に示すように，原子炉の運転中又は停止中に機能・性能検査及び外観検査が可能な設計とする。
静的触媒式水素再結合器は，原子炉の運転中又は停止中に機能・性能検査として，専用の検査装置を用意し，静的触媒式水素再結合器内の触媒カートリッジを抜き取り，検査装置にセット後，水素を含む試験ガスを通気することで，触媒カートリッジの水素処理性能の確認が可能な設計とする。また，原子炉の運転中又は停止中に，外観検査として触媒カートリッジに異物の付着がないこと，ハウジングが設計通りの形状を保持していることを確認可能な設計とする。
（53-5-2，別添資料-4）

3.10-11

第3.10-4表
原子炉の状態

静的触媒式水素再結合器の試験及び検査

項目

内容

外観検査

触媒カートリッジの外観確認
ハウジングの外観確認

機能・性能検査

触媒カートリッジの水素処理性能確認

運転中又は
停止中

静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，第3.10-5表に示すように，
原子炉の停止中に模擬入力による機能・性能の確認（特性の確認）及び校正が可能な設計とする。

第3.10-5表
原子炉の状態
停止中

静的触媒式水素再結合器動作監視装置の試験及び検査項目

機能・性能検査内容
絶縁抵抗測定温度確認
校正（53-5-3）(4)(ⅰ)

切り替えの容易性（設置許可基準規則第43条第1項四）
要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設
備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

3.10-12静的触媒式水素再結合器は重大事故等発生時における原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度上昇抑制機能としてのみ使用することとし，本来の用
途以外の用途に使用しない設計とする。また，静的触媒式水素再結合器
動作監視装置は，重大事故等発生時における静的触媒式水素再結合器の動作確認に使用するものであり，本来の用途以外の用途には使用しない設計とする。そのため，静的触媒式水素再結合器，静的触媒式水素再結合器動作監視装置について，切り替え操作は発生しない。

(5)
(ⅰ)

悪影響の防止（設置許可基準規則第43条第1項五）
要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

静的触媒式水素再結合器は，他の設備と独立して原子炉建屋原子炉棟6階壁面近傍に機器単独で設置することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，静的触媒式水素再結合器は，水素が存在しないと再結合反応を起こすことはなく，原子炉の運転中に他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。重大事故発生時に原子炉建屋原子炉棟6階に水素が漏えいした場合は，静的触媒式水素再結合器が再結合反応により温度上昇するが，重大事故等発生時に使用する設備の機能に影響を与えるよ
うな温度範囲の位置に配置しないことで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。なお，水素の再結合により発生した水は蒸気として静的
3.10-13

触媒式水素再結合器出口より排出されるため，他の設備に悪影響を及ぼさない。
（53-3-2）

静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，遮断器又はヒューズによる分離を行うことで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，
静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，静的触媒式水素再結合器内への水素ガス流入流路を妨げない配置及び寸法とすることで，静的触媒式
水素再結合器の水素処理性能に影響を及ぼさない設計とする。
（別添資料-4）(6)(ⅰ)

設置場所（設置許可基準規則第43条第1項六）要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

静的触媒式水素再結合器は，触媒反応によって受動的に運転される設備とし，現場における作業は発生しない。
静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，重大事故等発生時において中央制御室にて監視できる設計であり現場における作業は発生しない。
3.10-14

3.10.2.1.3.2(1)(ⅰ)

設置許可基準規則第43条第2項への適合方針

容量（設置許可基準規則第43条第2項一）要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.2

容量等」に示す

静的触媒式水素再結合器は，重大事故の発生時に格納容器から原子炉
建屋原子炉棟内に水素が漏えいした場合において，原子炉建屋原子炉棟
での水素爆発を防止するために，原子炉建屋原子炉棟6階の水素濃度を可
燃限界未満に制御するために必要な水素処理容量を有する設計とする。
また，静的触媒式水素再結合器は，原子炉建屋原子炉棟6階内の水素の効率的な除去を考慮して，原子炉建屋原子炉棟6階に分散させた配置とする。
静的触媒式水素再結合器は重大事故発生時に格納容器内に存在するガ
ス状よう素による性能低下を考慮し，必要な水素処理容量に裕度をもたせた容量を有する個数を配備する。個数の設定にあたっては，水素発生量として燃料有効部被覆管（AFC）100％に相当する1,400kgとし，また，発生した水素が格納容器から原子炉建屋原子炉棟に漏えいする格納容器
漏えい率としては，格納容器圧力2Pd（設計圧力の2倍）における格納容
器漏えい率である約1.0％／日に余裕を考慮し10％／日とする。これらに加えて，反応阻害物質ファクター0.5を考慮し，静的触媒式水素再結合器の個数は，上記で示す水素漏えい量において原子炉建屋原子炉棟6階を可
燃限界未満に処理することができる個数「24個」とする。
静的触媒式水素再結合器動作監視装置（静的触媒式水素再結合器の出3.10-15

入口に熱電対1個ずつ設置：計2個）は，静的触媒式水素再結合器の最高使用温度（300℃）を監視可能な設計とし，位置的分散を考慮して，原子炉建屋原子炉棟6階の両壁面に分散配置した静的触媒式水素再結合器のうち，それぞれ1個（計2個）に設置する設計とする。
（53-3-2，53-6-5）

(2)
(ⅰ)

共用の禁止（設置許可基準規則第43条第2項二）
要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

静的触媒式水素再結合器及び動作監視装置は，二以上の発電用原子炉
施設において共用しない設計とする。

(3)
(ⅰ)

設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第43条第2項三）要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
3.10-16

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

静的触媒式水素再結合器は重大事故緩和設備であり，同一目的の設計
基準事故対処設備はない。
静的触媒式水素再結合器動作監視装置は熱電対方式であり，同一目的の水素爆発による原子炉建屋原子炉棟の損傷を防止するための監視設備である触媒式及び熱伝導式の原子炉建屋水素濃度とは多様性を有した計測方式とする。また，原子炉建屋原子炉棟6階の側面中間部に設置する静的触媒式水素再結合器動作監視装置に対して原子炉建屋水素濃度は，原子炉建屋原子炉棟6階の上部，地下1階及び3階に設置することで位置的分散を図り，地震，火災，溢水等の共通要因故障によって同時に機能を損なわない設計とする。
静的触媒式水素再結合器動作監視装置の電源については，代替電源設
備からの給電が可能な設計とする。
（53-2-2）（53-3-2）

3.10-17

3.10.2.2
3.10.2.2.1

原子炉建屋水素濃度
主要設備

原子炉建屋水素濃度は炉心の著しい損傷が発生し，水−ジルコニウム反応
等で短期的に発生する水素及び水の放射線分解等で長期的に緩やかに発生し続ける水素が格納容器から原子炉建屋原子炉棟へ漏えいした場合に，原子炉
建屋原子炉棟において，水素濃度が変動する可能性のある範囲で測定を行い，中央制御室において連続監視できる設計とする。また，原子炉建屋水素濃度は代替電源設備からの給電が可能な設計とする。
原子炉建屋水素濃度に関する系統概要図を第3.10-3図に，重大事故等対処
設備一覧を第3.10-6表に示す。

3.10-18

中央制御室

触媒式
水素検出器
演算装置

演算装置

指

示

記

録

緊急時対策所
記

中央制御室

熱伝導式
水素検出器
演算装置

指

示

記

録

緊急時対策所記

第 3.10-3 図録

原子炉建屋水素濃度の系統概要図
3.10-19録

第3.10-6表

原子炉建屋水素濃度に関する重大事故等対処設備一覧

設備区分

設備名

主要設備
附属設備
水源
流路
注水先
電源設備 ＊1

原子炉建屋水素濃度【常設】――――常設代替交流電源設備
常設代替高圧電源装置【常設】軽油貯蔵タンク【常設】常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプ【常設】緊急用断路器【常設】緊急用Ｍ／Ｃ【常設】緊急用動力変圧器【常設】緊急用Ｐ／Ｃ【常設】緊急用ＭＣＣ【常設】
可搬型代替交流電源設備
可搬型代替低圧電源車【可搬】
可搬型設備用軽油タンク【常設】タンクローリ【可搬】
可搬型代替低圧電源車接続盤【常設】常設代替直流電源設備
緊急用直流125V蓄電池【常設】緊急用直流125V充電器【常設】
可搬型代替直流電源設備
可搬型代替低圧電源車【可搬】
可搬型整流器【可搬】
可搬型整流器用変圧器【常設】可搬型設備用軽油タンク（常設）
タンクローリ【可搬】
可搬型代替低圧電源車接続盤【常設】
可搬型代替直流電源設備用電源切替盤【常設】

計装設備

―

＊1：単線結線図を補足説明資料53-2-2に示す。
なお，電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第57条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.10-20

3.10.2.2.2

主要設備の仕様

主要設備の仕様を第3.10-7表に示す。

第3.10-7表
名称
原子炉建屋水素濃度

主要設備の仕様

検出器の種類

計測範囲

個数

触媒式

0〜10vol%

2

原子炉建屋原子炉棟6階：2個

熱伝導式

0〜20vol%

3

原子炉建屋原子炉棟2階：2個
原子炉建屋原子炉棟地下1階：1個

3.10-21取付箇所

3.10.2.2.3

設置許可基準規則第43条への適合方針

3.10.2.2.3.1(1)

設置許可基準規則第43条第1項への適合方針

環境条件（設置許可基準規則第43条第1項一）

(ⅰ)

要求事項
想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

原子炉建屋水素濃度は，原子炉建屋原子炉棟内に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，格納容器内の環境条件を考慮し，以下の第3.10-8表に示す設計とする。

第3.10-8表想定する環境条件

環境条件

対応

設置場所である原子炉建屋原子炉棟内で想定される温度，圧力，
温度・圧力・湿度・
湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用す
放射線る。
屋外の天候による影
屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
響
海水を通水する系統
海水を通水することはない。
への影響
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しない設計
地震とする。（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）。
風（台風）・竜巻・ 原子炉建屋原子炉棟内に設置するため，風（台風），竜巻，積雪
積雪・火山の影響
及び火山の影響は受けない。
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が電磁的障害損なわれない設計とする。

（53-3-2〜9）

3.10-22

(2)(ⅰ)

操作性（設置許可基準規則第43条第1項二）要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるもの
であること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

原子炉建屋水素濃度は，重大事故等発生時において中央制御室にて監視できる設計であり現場又は中央制御室における操作は発生しない。

(3)
(ⅰ)

試験及び検査（設置許可基準規則第43条第1項三）
要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

原子炉建屋水素濃度は，第3.10-9表に示すように原子炉の停止中に機能・性能検査が可能な設計とする。検出器の機能・性能検査として，模擬入力（基準ガス）により検出器の校正及び中央制御室までのループ試験を行う。
3.10-23

第3.10-9表
原子炉の状態
停止中

原子炉建屋水素濃度の試験及び検査性
項目

機能・性能検査内容
基準ガス校正（53-5-4）(4)(ⅰ)

切り替えの容易性（設置許可基準規則第43条第1項四）
要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設
備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

原子炉建屋水素濃度は，本来の用途以外の用途には使用しない設計と
する。

(5)
(ⅰ)

悪影響の防止（設置許可基準規則第43条第1項五）
要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等に

3.10-24

ついて」に示す。

原子炉建屋水素濃度は，遮断器又はヒューズによる分離を行うことで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

(6)
(ⅰ)

設置場所（設置許可基準規則第43条第1項六）要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

原子炉建屋水素濃度は，重大事故等発生時において中央制御室にて監視できる設計であり現場における操作は発生しない。

3.10.2.2.3.2(1)(ⅰ)

設置許可基準規則第43条第2項への適合状況

容量（設置許可基準規則第43条第2項一）要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.2

容量等」に示す。

3.10-25

原子炉建屋水素濃度は，炉心損傷時に格納容器内に発生する水素が原
子炉建屋原子炉棟に漏えいした場合に，静的触媒式水素再結合器による水素濃度低減（可燃限界である4vol％未満）をトレンドとして連続的に監視できることが主な役割であることから，原子炉建屋原子炉棟6階において0〜10vol％を計測可能な設計とする。なお，原子炉建屋水素濃度は，水素が最終的に滞留する原子炉建屋原子炉棟6階の天井付近に位置的分
散して設置するとともに，格納容器内で発生した水素が漏えいする可能性のある原子炉建屋原子炉棟2階，地下1階のエリアにも設置し，水素の早期検知及び滞留状況を把握するために0〜20vol％が計測可能な設計とする。
（53-3-2〜5）（53-6-7〜8）

(2)
(ⅰ)

共用の禁止（設置許可基準規則第43条第2項二）
要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

原子炉建屋水素濃度は，二以上の発電用原子炉施設において共用しな
3.10-26

い設計とする。

(3)(ⅰ)

設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第43条第2項三）要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

原子炉建屋水素濃度は，同一目的の水素爆発による原子炉建屋原子炉棟の損傷を防止するための監視設備である静的触媒式水素再結合器動作監視装置とは多様性を有した計測方式とし，検出器も位置的分散を図り，地震，火災，溢水等の共通要因故障によって同時に機能を損なわない設計とする。また，原子炉建屋水素濃度の電源については，代替電源設備
からの給電が可能な設計とする。
（53-2-2）（53-3-2〜5）

3.10-27

3.10.3 その他設備
3.10.3.1 格納容器頂部注水系
3.10.3.1.1 設備概要
炉心の著しい損傷が発生した場合において，格納容器頂部を冷却することで格納容器外への水素漏えいを抑制し，原子炉建屋原子炉棟の水素爆発を防止するため，格納容器頂部注水系を設ける。なお，本設備は事業者の自主的な取り組みで設置するものである。
格納容器頂部注水系は，原子炉ウェルに水を注水し，格納容器トップヘ
ッドフランジシール材を格納容器外部から冷却することを目的とした系統である。格納容器頂部注水系(常設）は，常設低圧代替注水ポンプ等で構成しており，炉心の著しい損傷が発生した場合において，淡水貯槽の水を原
子炉ウェルに注水し格納容器頂部を冷却することで，格納容器頂部からの水素漏えいを抑制する設計とする。
また，格納容器頂部注水系(可搬型）は，可搬型代替注水大型ポンプ及び接続口等で構成しており，炉心の著しい損傷が発生した場合において，淡水貯水池又は代替淡水貯槽の水，若しくは海水を原子炉ウェルに注水し格
納容器頂部を冷却することで，格納容器頂部からの水素漏えいを抑制する設計とする。

3.10.3.1.2 他設備への悪影響について
格納容器頂部注水系を使用することで，原子炉ウェルに水が注水される。
この際，悪影響として懸念されるのは，以下の通りである。
・格納容器温度が200℃のような過温状態で常温の水を原子炉ウェルに注水することから，格納容器トップヘッドフランジ部を急冷することによる鋼材部の熱収縮による応力発生に伴う格納容器閉じ込め機能への影響
3.10-28

・格納容器トップヘッドフランジ部を冷却することにより，格納容器トップ
ヘッドフランジからの水素漏えいを防ぐことから，原子炉建屋原子炉棟6階への漏えいがなくなる一方で，原子炉建屋原子炉棟下層階（2階，地下1階）への漏えい量が増加することによる原子炉建屋原子炉棟水素爆発防止機能への影響・原子炉ウェルへ注水した水が蒸発し，原子炉建屋原子炉棟6階に水蒸気が滞留することで，静的触媒式水素再結合器が設置されている原子炉建屋原子炉棟6階への下層階へ漏えいした水素の流入が阻害されることによる原子
炉建屋原子炉棟水素爆発防止機能への影響
このうち，格納容器トップヘッドフランジ部急冷による格納容器閉じ込め機能への影響については，格納容器トップヘッドフランジ締付ボルト冷却時の発生応力を評価した結果，ボルトが急冷された場合でも応力値は降
伏応力を下回っていることからボルトが破損することはない。
また，格納容器トップヘッドフランジからの水素漏えいを防ぐことによる，原子炉建屋水素爆発防止機能への影響については，水素の漏えい箇所
を原子炉建屋原子炉棟下層階（2階，地下1階）のみとして原子炉建屋原子炉棟内の水素挙動を評価し，下層階で水素が滞留しないこと及び可燃限界に至ることはないことを確認した。このため，原子炉建屋原子炉棟水素爆発防止機能に悪影響を与えない。
原子炉ウェルに溜まった水が蒸発することによる原子炉建屋水素爆発防止機能への影響については，原子炉建屋ガス処理系による混合効果が大き
く，原子炉建屋原子炉棟6階に水蒸気が滞留することはないため，水素の流入に悪影響を与えない。
（別添資料-4）

3.10-29

3.12

工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備【55条】【設置許可基準規則】（工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備）
第五十五条

発電用原子炉施設には、炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷に至った場合において工場等外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な設備を設けなければならな
い。
(解釈)
１

第５５条に規定する「工場等外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な設備」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
ａ）原子炉建屋に放水できる設備を配備すること。
ｂ）放水設備は、原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災に対応できること。
ｃ）放水設備は、移動等により、複数の方向から原子炉建屋に向けて放水することが可能なこと。
ｄ）放水設備は、複数の発電用原子炉施設の同時使用を想定し、工場等
内発電用原子炉施設基数の半数以上を配備すること。
ｅ）海洋への放射性物質の拡散を抑制する設備を整備すること。

3.12-1

3.12

工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備

3.12.1

設置許可基準規則第55条への適合方針

炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷に至った場合において発電所外への放射性物質の拡散を抑制するため，以下の設備を設ける。
また，原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災に対応するため，以下の設備を設ける。

(1)

可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲(大気への拡散抑制)（設置許可基
準規則解釈の第１項a)，c)，d)）
炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷に至った場合において大気への放射性物質の拡散を抑制できる設計とする。なお，原子力施設１基で使用する設計とする。
主な設備は、以下のとおりとする。
・可搬型代替注水大型ポンプ・放水砲

なお，放水に必要な設備(可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲)は，車両設計等による可搬設備にすることで，複数方向から放水可能な設計とする。

(2)

放射性物質吸着材及び汚濁防止膜(海洋への拡散抑制)（設置許可基準規則解釈の第１項e)）
大気への放射性物質の拡散を抑制するため放水砲による放水を実施した
場合において，放水によって取り込まれた放射性物質の海洋への拡散を抑3.12-2

制できる設計とする。
主な設備は、以下のとおりとする。
・放射性物質吸着材
・汚濁防止膜(3)

可搬型代替注水大型ポンプ，放水砲及び泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）(航空機燃料火災への泡消火)（設置許可基準規則解釈の第１項b)，c)，d)）
原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災に対応できる設計とする。なお，原子力施設１基で使用する設計とする。

主な設備は、以下のとおりとする。
・可搬型代替注水大型ポンプ・放水砲
・泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）

なお，消火に必要な設備(可搬型代替注水大型ポンプ，放水砲，泡消火
薬剤容器（大型ポンプ用）)は，可搬設備にすることで，複数方向から放水可能な設計（車両）とする。

また，航空機燃料火災へ対応するための自主対策設備として，以下を整備
する。

(4)

航空機燃料火災に対する初期消火設備
原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災が発生した場
合，初期対応における泡消火及び延焼防止処置をするため，以下の設備を
3.12-3

設置する。
・化学消防自動車
・水槽付消防ポンプ自動車
・泡消火薬剤容器（消防車用）

3.12.2

重大事故等対処設備

3.12.2.1

工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備(大気への放射性物質の拡散抑制，海洋への放射性物質の拡散抑制，航空機燃料
火災への泡消火)3.12.2.1.1
3.12.2.1.1.1

設備概要
工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備(大気への放射性物質の拡散抑制)

本系統は，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷に至った場合において発電所外への放射性物質の拡散を抑制(大気への放射性物質の拡散抑制)することを目的として設置する。
可搬型ホースにより海水を水源とする可搬型代替注水大型ポンプと放水砲を接続することにより，原子炉建屋屋上へ放水する。また，可搬型代替注水
大型ポンプ及び放水砲は，設置場所を任意に設定でき，複数の方向から放水可能な設計とする。本系統は，現場において可搬型ホース等を敷設した後，可搬型代替注水大型ポンプに搭載された操作スイッチにより，現場での手動操作によって運転を行うものである。なお， 可搬型代替注水大型ポンプの燃料は，可搬型設備用軽油タンクよりタンクローリを用いて補給する。
可搬型設備用軽油タンク及びタンクローリについては，「3.14電源設備(設置許可基準規則第57条に対する設計方針に示す章)」で示す。
3.12-4

3.12.2.1.1.2

工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備(海洋への放射性物質の拡散抑制)

本系統は，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷に至った場合において発電所外への放射性物質の拡散を抑制(海洋への放射性物質の拡散抑制)することを目的として設置する。
放射性物質吸着材は，放水によって放射性物質を取り込んだ汚染水が雨水
排水路を通り放水口へ流出するルートにある雨水排水路集水桝に設置する。
汚濁防止膜は，放水によって放射性物質を取り込んだ汚染水が発電所から海洋に流出する可能性のあるルートにある雨水排水路集水桝（汚濁防止膜設
置用）に設置する。
なお，放射性物質の海洋への放射性物質の拡散を抑制のため，放射性物質
吸着材を雨水排水路集水桝に設置した後に汚濁防止膜設置が可能な状況において汚濁防止膜の設置を行う。

3.12.2.1.1.3

工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備(航空機
燃料火災への泡消火)

本系統は，原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災に対して泡消火をする目的として，可搬型代替注水大型ポンプ，放水砲，泡消火
薬剤容器（大型ポンプ用），可搬型設備用軽油タンク及びタンクローリを使用する。
放水砲は，可搬型ホースにより海水を水源とする可搬型代替注水大型ポン
プと接続し，泡消火薬剤と混合しながら原子炉建屋周辺へ放水する。本系統
3.12-5

は，現場において可搬型ホース等を敷設した後，可搬型代替注水大型ポンプに搭載された操作スイッチにより，現場での手動操作によって運転を行うものである。
なお，泡消火薬剤は，海水と混合して用いることから，海水を混合した場
合において，機能を発揮する泡消火薬剤を用いる。なお，可搬型代替注水大型ポンプの燃料は、可搬型設備用軽油タンクよりタンクローリを用いて補給する。
可搬型設備用軽油タンク及びタンクローリについては，「3.14電源設備(設置許可基準規則第57条に対する設計方針に示す章)」で示す。

上記系統の概要図を第3.12-1〜4図に，重大事故等対処設備一覧を第3.12-1
表に示す。

3.12-6

第3.12-1図

大気への放射性物質の拡散抑制

3.12-7

系統概要図

泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）

第3.12-4図

航空機燃料火災への泡消火

3.12-10系統概要図

第3.12-1表工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備に関する重大事故等対処設備一覧

設備区分

設備名
可搬型代替注水大型ポンプ【可搬】
放水砲【可搬】

主要設備

放射性物質吸着材【可搬】
汚濁防止膜【可搬】
泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）【可搬】

付属設備―
ＳＡ用海水ピット【常設】水源 ＊１
取水ピット【常設】流路

ホース【可搬】

注水先―

電源設備 ＊２
可搬型設備用軽油タンク【常設】（燃料補給設タンクローリ【可搬】
備含む）
計装設備

―

＊１：水源への補給に必要となる設備については，「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
＊２：電源設備については，「3.14 電源設備(設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針に示す章)」で示す。

3.12-11

3.12.2.1.2

主要設備の仕様

主要設備の仕様を以下に示す。
(1)

可搬型代替注水大型ポンプ

(2)

種類

：うず巻形

容量

：約1,440m ３ ／h

吐出圧力

：約1.20MPa[gage]

最高使用圧力：1.4MPa[gage]

最高使用温度：60℃

原動機の出力：847kW個数：1(予備1)

設置場所

：屋外

保管場所

：西側及び南側保管場所

放水砲

(3)

種類

：ノンアスピレート

最高使用圧力：1.0MPa[gage]

最高使用温度：80℃

個数：1(予備1)

設置場所

：屋外

保管場所

：西側及び南側保管場所

放射性物質吸着材a.

雨水排水路集水桝用（１箇所）
材料：ゼオライト

吸着材容量：約3,200㎏／箇所（予備3,200kg）
3.12-12

(4)

(5)

個数

：一式

設置場所

：雨水排水路集水桝

保管場所：西側及び南側保管場所

汚濁防止膜
種類

：フロート式(カーテン付)個数：3本(予備：3本)

高さ

：約5m

幅

：約20m（一重）／約40m（二重）

取付箇所

：放水口

保管場所

：西側及び南側保管場所

泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）
容量： 約 1m ３ ／基

基数

：5（予備5基）

泡消火薬剤量：5m３ （予備5m ３ ）

設置場所

：屋外

保管場所

：西側及び南側保管場所

なお，水源については「3.13重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第56条に対する設計方針を示す章）」，電源設備については，「3.14電源設備(設置許可基準規則第57条に対する設計方針に示す章)」で示す。

3.12-13

3.12.2.1.3

設置許可基準規則第43条第1項への適合方針

3.12.2.1.3.1(1)

設置許可基準規則第43条第1項への適合方針

環境条件(設置許可基準規則第43条第1項一)

(ⅰ)

要求事項
想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

可搬型代替注水大型ポンプ，放水砲，汚濁防止膜，及び放射性物質吸着材は，屋外に設置することから，その機能を期待される重大事故等における屋外の環境条件を考慮し，第3.12-2表のとおりの設計とする。また，設置場所から操作可能な設計とする。
（55-2-2〜5）

3.12-14

第3.12-2表想定する環境条件

環境条件

対応

温度，圧力，湿度， 保管場所及び設置場所で想定される温度，圧力，湿度及び放射線
放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。

屋外の天候による影 保管場所及び設置場所は屋外であることから，降水及び凍結によ響り機能を損なうことのないよう防水対策及び凍結対策を行える設計とする。

海水を通水する系統 可搬型代替注水大型ポンプ，放水砲及び汚濁防止膜は，使用時にへの影響

海水を通水，又は，海に設置するため，海水の影響を考慮し，耐腐食材料を使用する設計とする。

地震

保管場所で想定される適切な地震荷重との組合せを考慮したうえ
で機器が損傷しないことを確認する。

風(台風)，竜巻，積 保管場所で想定される風（台風）及び竜巻の風荷重，積雪，火山
雪，火山の影響の影響による荷重を考慮し，機器が損傷しないことを確認する。
また，設置場所で想定される風（台風），積雪による荷重を考慮し，機能を有効に発揮できることを確認する。

電磁的障害

重大事故等が発生した場合において電磁波によりその機能が損なわれないことを確認する。

3.12-15(2)(ⅰ)

操作性(設置許可基準規則第43条第1項二)要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるもの
であること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。
可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲は，設置場所を任意に設定でき，
複数の方向から放水可能となるよう車両設計とし，また，放水砲，泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）車両による運搬，移動ができ，設置場所にて車留め等で固定が可能な設計とする。なお，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における環境条件を考慮し，操作できる設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプ，放水砲，泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）の接続は，特殊な技量は必要とせず，差込式結合金具を車載するスパナで締付け等簡便な接続方式で可搬型ホースと接続できる設計とする。なお，可搬型代替注水大型ポンプは操作パネルにより現場での操作が可能な設計とするとともに，誤操作防止のため，操作パネルにある送水ポン
プ等の操作スイッチにはその名称が記載され，操作者の操作・監視性を考慮しており，十分な操作空間を確保することで，確実に操作できる設計とする。
放射性物質吸着材及び汚濁防止膜は，車両により運搬，移動が出来るとともに，その設置に当たっては簡便な方法で設置できる設計とする。
なお，海洋への放射性物質の拡散抑制を行う場合，第一に，雨水排水3.12-16路集積桝に放射性物質吸着材を設置する。放射性物質吸着材の設置完了後に汚濁防止膜の設置が可能な状況において汚濁防止膜の設置を行う。
（55-2-2〜5）

第3.12-3表
機器名称

操作対象機器リスト

状態の変化

操作方法

操作場所

可 搬型代 替 注 水 大 型
起動停止

スイッチ操作

屋外設置場所

放水方向の変更

手動操作

屋外設置場所

現場設置

設置場所まで移動

屋外設置場所

ホース接続

人力接続

屋外

ポンプ
放水砲
泡消火薬剤容器 （大型ポンプ用）
ホース
放射性物質吸着材

人力及びユニックに現場設置

雨水排水路集水桝
て設置

汚濁防止膜

現場設置

人力設置

3.12-17放水口

(3)試験及び検査(設置許可基準規則第43条第1項三)

(ⅰ)

要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。
可搬型代替注水大型ポンプ，放水砲及び泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）は，運転中又は停止中に，淡水貯水池を水源とした試験系統により独立して機能・性能の確認及び漏えいの確認が可能な系統設計とし，外観の確認が可能な設計とする。運転性能の確認として，可搬型代替注水
大型ポンプの吐出圧力及び流量の確認を行うことが可能な設計とする。
泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）は，運転中又は停止中に，容量の確認が可能な設計とする。
放射性物質吸着材及び汚濁防止膜は，運転中又は停止中に，外観の確認が可能な設計とする。
（55-4-2〜5）

第3.12-4表
原子炉の状態

可搬型代替注水大型ポンプ，放水砲の試験及び検査項目

内容

機能・性能検査

運転性能，漏えいの確認

外観検査

各設備の外観の確認

運転中又は停止中

3.12-18

第3.12-5表
原子炉の状態泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）の試験及び検査項目
機能・性能検査

運転中及び停止中 容量確認
外観検査

第3.12-6表
原子炉の状態内容
運転性能，漏えいの確認
内容量の確認各設備の外観の確認

放射性物質吸着材及び汚濁防止膜の試験及び検査項目

運転中及び停止中 外観検査

内容
各設備の外観の確認

3.12-19(4)(ⅰ)

切り替えの容易性(設置許可基準規則第43条第1項四)
要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設
備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。

(ⅱ)

適合性
工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備(大気への放射性物質の拡散抑制，海洋への放射性物質の拡散抑制，航空機燃料火災への泡消火)は，本来の用途以外の用途には使用しない。
工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備(大気への放射性物質の拡散抑制，海洋への放射性物質の拡散抑制，航空機燃料火災への泡消火)の移動，設置及び起動操作については，第3.12-5〜8図で示す
タイムチャートのとおり、速やかに実施が可能である。

3.12-20

10

20

30

40

50

60

手順 着 手判 断・ 指 示
手順の項目

経 過時 間（ 分 ）
90
100
110

120

130

140

150

160

※ 1:防 護具 着 用， 保
管場 所 への 移動， 使 用す る設
備の 準 備

出 動準 備(南 側保 管 場所 への 移 動を 含 む)(※ 1)移動 (南 側 保 管場所 →海 水取 水 箇所 )(※ 2)※ 2:ホ ース 敷 設距 離
及び 取 水箇 所への移 動 距離 により作 業 時間 が異なる 。

水中 ポ ンプ 設置(6)

南 廻り ルー ト でホ ース 敷設 が200m以内
移動 ： 5分
ホー ス 敷設 ：10分
放水 開 始： 145分

移動 (南側 保 管場 所 →放 水砲 設 置位 置)
可搬型代替 注水大型ポンプ及 び放水砲による大 気への拡散防止

重大 事 故等
対応 要 員備考

可搬 型 代替 注水 大 型 ポ ンプ 及 び放 水 砲に よ る
大気 へ の拡 散抑 制 開 始
145 分

要 員（ 数）

8

170

(2)

放水 砲 設置 ，ホ ー ス 敷 設準 備

北 廻り ルー ト でホ ース 敷設 が1,000m以 内
移動 ： 10分
ホー ス 敷設 ：50分
放水 開 始： 190分

ホ ース 敷設 (※2)
(6)

ホー ス 接続(2)

送水 準 備(4)

第3.12-5図

スプ レ イ開 始大気への放射性物質の拡散抑制

タイムチャート ＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての1.12で示すタイムチャート

10

20

30

40

50

経過 時 間（ 分）
60
70

80

90

100

110

120

備考

手順 着 手判 断・ 指 示
手順の項目

放射 性 物質 吸着 材 に よ る海 洋 への拡散 抑 制開 始
65 分

要 員 （数）※防 護 具着 用， 保 管 場 所
へ の移 動， 使 用す る 設
備 の準 備等
出動 準 備(※ )放射性物質 吸着材 に よる海洋への 拡散抑 制

重大 事 故等
対 応要 員3

移動 (南側 保 管場 所 →雨 水排 水 路集 水 桝)
設置 (雨水 排 水路 集 水桝 )第3.12-6図

海洋への放射性物質の拡散抑制(放射性物質吸着材)
タイムチャート ＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての1.12で示すタイムチャート

3.12-21

40

50

60

70

80

90

経 過時 間（ 分 ）
100
110
120

130

140

150

160

170

180

備考

手順 着 手判 断・ 指 示
手順の項目

要 員 （数 ）汚 濁防 止膜 （ 1 重 目）設 置
180 分（ 放射 性物 質 吸着 材 設置 ）(3)

移動 (雨水 排 水路 集 水桝 →防 潮 堤ゲ ート )準 備※

汚濁防止膜 による海洋への拡 散抑制

重大 事 故等
対応 要 員※防 護 具着 用， 保
管 場所 への 移
動 ，使 用す る 設
備 の準 備等移 動(南 側 保 管場 所 →防 潮堤 ゲート )(3)
防潮 堤 ゲー ト解 放

移 動(防 潮 堤 ゲー ト →放 水口 )6

第3.12-7図設置

海洋への放射性物質の拡散抑制(汚濁防止膜)

タイムチャート ＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての 1.12 で示すタイムチャート

10

20

30

40

50

60

経過 時 間（ 分）
90
100
110

120

130

140

150

160

170

備考

手順 着 手判 断・ 指 示
化学 消 防自 動車 ， 水 槽 付消 防 ポン プ 自動 車 によ る 泡消 火開 始
20 分
手順の項目

要員 （数 ）
可 搬型 代替 注 水大 型 ポン プ ， 放 水砲 及び泡 消火 薬剤 容 器に よ る泡 消 火 開 始
145 分
出動 準 備移動

化学消防自 動車，
水槽付消防 ポンプ
自動車によ る泡消
火自衛 消 防隊

9

消 火準 備初 期消 火※ 1:防 護具 着 用， 保
管 場所 への 移
動 ，使 用す る 設
備 の準 備等

出動 準 備(※ 1)8

移 動(※2)※ 2:ホ ース 敷 設距 離
及 び取 水箇 所 への 移動 距離 に より 作業 時間 が 異な る。

水中 ポ ンプ 設置(6)

南 廻り ルー ト でホ ース 敷設 が200m以内
移動 ： 5分
ホー ス 敷設 ：10分
放水 開 始： 145分

移 動(※ 2)放 水砲 設置 ， ホー ス 敷設 準 備(2)
可搬型代替 注水大型
ポンプ，放 水砲及び泡消火薬剤 容器による泡消火

泡消 火 薬剤 容器 設 置

重大 事 故等
対応 要 員

ホ ース 敷設 (※2)

北 廻り ルー ト でホ ース 敷設 が1,000m以 内
移動 ： 10分
ホー ス 敷設 ：50分
放水 開 始： 190分

(6)

ホ ース 接続(2)

送水 準 備(6)

第3.12-8図

泡消 火 開始

航空機燃料火災への泡消火等

タイムチャート ＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての1.12で示すタイムチャート

3.12-22

(5)悪影響の防止(設置許可基準規則第43条第1項五)

(ⅰ)

要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。
工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備(大気への放射性物質の拡散抑制，海洋への放射性物質の拡散抑制，航空機燃料火災への泡消火)は，他の設備から独立して保管，使用することとしており，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。なお，透過性を考慮した設計とすることで，雨水排水路集水桝から溢水させない設計とする。また，
ゴミのつまり等により閉塞した場合においても，吸着材を吊り上げ，つまり等を除去することによって流路を確保するとともに，速やかに復旧することにより，放射性物質の拡散抑制に影響を及ぼさない設計とする。
また，可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲，屋外で使用する重大事故等対処設備は，屋外仕様であり，大気中に放出される水滴に対して影響はないが，当該設備に直接放水しない運用とする。
（55-7-2）(6)(ⅰ)

設置場所(設置許可基準規則第43条第1項六)要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措
3.12-23

置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備(大気への放射性物質の拡散抑制，海洋への放射性物質の拡散抑制，航空機燃料火災への泡消火)において操作が必要な機器の設置場所、操作場所を表3.12-7に示す。可搬型代替注水大型ポンプ，放水砲，及び泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）は，移動又は運搬することで，線源からの離隔により，放射線量が高くなるおそれの少ない場所に設置可能な設計とする。放射性物質吸着材及び汚濁防止膜を設置する際は，放射線量を確認して，適切な放射線防護対策で作業安全確保を確認した上で作業を実施する。
（55-2-2〜5）

第3.12-7表
機器名称

操作対象機器設置場所

状態の変化

操作場所

操作方法

可搬型代替注水大型 現場設置
ポンプ
起動停止

設置場所(取水箇所付近)

設置場所まで移動
スイッチ操作放水砲

屋外設置場所

手動操作

泡消火薬剤容器（大現場設置
型ポンプ用）

屋外設置場所

設置場所まで移動

ホース

ホース接続

屋外設置場所

人力接続

放射性物質吸着材

現場設置

雨水排水路集水桝

人力及びユニック
にて設置

汚濁防止膜

現場設置

放水口

人力設置

放水方向の変更

3.12-24

3.12.2.1.3.2(1)(ⅰ)

設置許可基準規則第 43 条第 3 項への適合方針

容量(設置許可基準規則第43条第3項一)要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量に加え，十分に余裕のある
容量を有するものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.2

容量等」に示す。

可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲は，放射性物質の大気への放射性物質の拡散を抑制するため，又は，航空機燃料火災に対応するため，直状放射により原子炉建屋の最高点である屋上への霧状放射により広範囲に放水できる設計とする。また，可搬型代替注水大型ポンプ１台と放水砲1台により放水が可能な設計とし，それぞれ保守点検用及び故障時のバックアップ用の予備として1台を考慮した，合計2台ずつ保有する。

放射性物質吸着材は，海洋への放射性物質の拡散を抑制するため，雨水排水路集水桝に設置する。また，保有量は設置位置の大きさ及び放水による汚染水が排水可能となる排水能力を考慮した容量とする。

汚濁防止膜は，海洋への放射性物質の拡散を抑制するため，設置場所に応じた高さ及び幅を有する設計とする。保有数は設置場所に必要な幅に対して，幅約20mの汚濁防止膜を2重に設置することとし、1重目は1本使用，2重目は2本使用することから合計3本使用する設計とし，破れ等の破損時のバックアップ用として予備を3本保管する。

3.12-25

泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）は，航空機燃料火災に対応するために必要な泡原液容量として5m３ を保有するため，約1m３ の容器を5基確保
し，保守点検用又は故障時のバックアップの予備として5基を保管する。
（55-5-2〜14）

(2)
(ⅰ)

確実な接続(設置許可基準規則第43条第3項二)要求事項
常設設備(発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。)と接続するものにあっては，当該常設設備と容易かつ確実に接続することができ，かつ，二つ以上の系統又は発電用原子炉施設が相互に使用することができるよう，接続部の規格の統一その他の適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備（大気への放射性物質の拡散抑制，海洋への放射性物質の拡散抑制，航空機燃料火災への泡消火）は，常設設備と接続しない設計とする。
（55-6-2〜5）

(3)
(ⅰ)

複数の接続口(設置許可基準規則第43条第3項三)要求事項
常設設備と接続するものにあっては，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，可搬型重大事故等対処設備(原子炉建屋の外から水又は電力を供給するものに限る。)の接続口をそれぞ
3.12-26

れ互いに異なる複数の場所に設けるものであること。

(ⅱ)

適合性
工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備（大気への放射性物質の拡散抑制，海洋への放射性物質の拡散抑制，航空機燃料火災への泡消火）は，常設設備と接続しない設計とする。

(4)
(ⅰ)

設置場所(設置許可基準規則第43条第3項四)要求事項想定される重大事故等が発生した場合において可搬型重大事故等対処設備を設置場所に据え付け，及び常設設備と接続することができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

想定される重大事故等が発生した場合においても，可搬型代替注水大型ポンプ，放水砲，泡消火薬剤容器（大型ポンプ用），放射性物質吸着材及び汚濁防止膜の設置が可能な設計とする。なお，可搬型代替注水大型ポンプ，放水砲，泡消火薬剤容器（大型ポンプ用），放射性物質吸着材及び汚濁防止膜の設置は，原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プー
ル内の燃料体等の著しい損傷に至る前に着手することとしていること，
汚濁防止膜は，原子炉建屋等から離隔がとれている放水口に設置することとしていることから，想定される重大事故等が発生した場合における放射線を考慮しても作業への影響は軽微であると想定しているが，仮に3.12-27線量が高い場合は，移動又は運搬することで，線源から離隔をとること，線量を測定し線量が低い位置に配置すること，放射線量を確認して，適切な放射線防護対策で作業の安全を確保し，設置及び接続可能な設計とする。
（55-6-2〜5）

(5)
(ⅰ)

保管場所(設置許可基準規則第43条第3項五)要求事項
地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設
備の配置その他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管すること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。
工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備(大気への放射性物質の拡散抑制，海洋への放射性物質の拡散抑制，航空機燃料火災への泡消火)は，設計基準事故対処設備の安全機能及び使用済燃料プールの冷却機能若しくは注水機能と同時に機能が損なわれないよう，位置的分散を図るため，西側及び南側保管場所に保管する設計とする。
（55-7-2）(6)(ⅰ)

アクセスル一トの確保(設置許可基準規則第43条第3項六)要求事項
3.12-28

想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，工場等内の道路及び通路が確保できるよう，適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備(大気への放射性物質の拡散抑制，海洋への放射性物質の拡散抑制，航空機燃料火災への泡消火)は，西側及び南側保管場所に保管しており，想定される重大事故等が発生した場合においても，設備の運搬，移動に支障をきたすことのないよう，別ルートも考慮して複数のアクセスルートを確保する。
(可搬型重大事故等対処設備保管場所及びアクセスルート参照)（55-8-2）(7)

設計基準事故対処設備及び常設重大事故防止設備との多様性(設置許可基準規則第43条第3項七)

(ⅰ)

要求事項
重大事故防止設備のうち可搬型のものは，共通要因によって，設計基準事故対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設重大事故防止設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等

3.12-29

について」に示す。
工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備(大気への放射性物質の拡散抑制，海洋への放射性物質の拡散抑制，航空機燃料火災への泡消火)は， 設計基準事故対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設重大事故防止設備の重大事故に至る
おそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，安全機能等を有する設備が設置されている原子炉建屋等と位置的分散を図り，発電所敷地内の西側及び南側保管場所に保管する設計とする。
（55-7-2）

3.12-30

3.12.3

その他設備

3.12.3.1
3.12.3.1.1

航空機燃料火災に対する初期消火設備
設備概要

3.12.1(4)に示した設備は，原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災が発生した場合に，初期対応における泡消火及び延焼防止を実施する。なお，本設備は事業者の自主的な取り組みで設置するものである。
水源は，消火栓（原水タンク），防火水槽又は淡水貯水池を使用する。
化学消防自動車を使用する場合は，化学消防自動車にて水源より取水し，泡消火を実施する。

3.12-313.14

電源設備【57 条】（電源設備）
第五十七条

発電用原子炉施設には，設計基準事故対処設備の電源が喪失したことにより重大事故等が発生した場合において炉心の著しい損傷，原子炉格
納容器の破損，貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷及び運転停止中原子炉内燃料体の著しい損傷を防止するために必要な電力を確保するために必要な設備を設けなければならない。
2

発電用原子炉施設には，第三十三条第二項の規定により設置される非常用電源設備及び前項の規定により設置される電源設備のほか，設計基準事故対処
設備の電源が喪失したことにより重大事故等が発生した場合において炉心の著しい損傷，原子炉格納容器の破損，貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷及び運転停止中原子炉内燃料体の著しい損傷を防止するための常設の直流電源設備を設けなければならない。

（解釈）
1

第1項に規定する「必要な電力を確保するために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
a）代替電源設備を設けること。
i）可搬型代替電源設備（電源車及びバッテリ等）を配備すること。
ⅱ）常設代替電源設備として交流電源設備を設置すること。
ⅲ）設計基準事故対処設備に対して，独立性を有し，位置的分散を図ること。
b）所内常設蓄電式直流電源設備は，負荷切り離しを行わずに8時間，電気の3.14-1

供給が可能であること。ただし，「負荷切り離しを行わずに」には，原子炉制御室又は隣接する電気室等において簡易な操作で負荷の切り離しを行う場合を含まない。その後，必要な負荷以外を切り離して残り16時間の合計24時間にわたり，電気の供給を行うことが可能であること。
c）24時間にわたり，重大事故等の対応に必要な設備に電気（直流）の供給を行うことが可能である可搬型代替直流電源設備を整備すること。
d）複数号機設置されている工場等では，号機間の電力融通を行えるように
あらかじめケーブル等を敷設し，手動で接続できること。
e）所内電気設備（モーターコントロールセンタ（ＭＣＣ），パワーセンタ（Ｐ／Ｃ）及び金属閉鎖配電盤（メタクラ）（MC）等）は，代替所内電気設備を設けることなどにより共通要因で機能を失うことなく，少なくとも一系統は機能の維持及び人の接近性の確保を図ること。
2

第2項に規定する「常設の直流電源設備」とは，以下に掲げる措置又はこれと同等以上の効果を有する措置を行うための設備とする。
a）更なる信頼性を向上するため，負荷切り離し（原子炉制御室又は隣接する電気室等において簡易な操作で負荷の切り離しを行う場合を含まない。）
を行わずに8時間，その後，必要な負荷以外を切り離して残り16時間の合計24時間にわたり，重大事故等の対応に必要な設備に電気の供給を行うことが可能であるもう1系統の特に高い信頼性を有する所内常設直流電源設
備（3系統目）を整備すること。

3.14-2

3.14

電源設備

3.14.1

設置許可基準規則第57条への適合方針

設計基準事故対処設備の電源が喪失したことにより重大事故等が発生した
場合において炉心の著しい損傷，格納容器の破損，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷及び運転停止中原子炉内燃料体の著しい損傷を防止す
るために必要な電力を確保するために可搬型代替交流電源設備，常設代替交
流電源設備，所内常設直流電源設備，常設代替直流電源設備，可搬型代替直流電源設備，代替所内電気設備を設ける。
なお，東海第二発電所には敷地内に二以上の発電用原子炉施設はないことから、号炉間電力融通は行わない。

(1)

可搬型代替交流電源設備（設置許可基準解釈の第1項a）ⅰ），ⅲ））
可搬型代替交流電源設備は，設計基準事故対処設備である非常用交流電源

設備及びその燃料補給系統に対し，独立性を有し，位置的分散を図る設計とする。
設計基準事故対処設備の交流電源が喪失（全交流動力電源喪失）した場合，非常用所内電気設備又は代替所内電気設備に電源を供給することにより，重大事故等が発生した場合において炉心の著しい損傷，原子炉格納容器の破損，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷及び運転停止中原子炉内燃料体の著しい損傷を防止することを目的として，可搬型代替交流電源設備を設ける設計とする。
可搬型代替交流電源設備は，可搬型代替低圧電源車を代替所内電気設備に接続し運転することで電源供給する設計とする。また，可搬型設備用軽油タ
ンクからタンクローリを用いて燃料を運搬し，可搬型代替低圧電源車に燃料補給する設計とする。
3.14-3

(2)常設代替交流電源設備（設置許可基準解釈の第1項a）ⅱ），ⅲ））
常設代替交流電源設備は，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設

備及びその燃料補給系統に対し，独立性を有し，位置的分散を図る設計とする。
設計基準事故対処設備の交流電源が喪失（全交流動力電源喪失）した場合，非常用所内電気設備又は代替所内電気設備に電源を供給することにより，重大事故等が発生した場合において炉心の著しい損傷，原子炉格納容器の破損，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷及び運転停止中原子炉内燃料体の著しい損傷を防止することを目的として，常設代替交流電源設備を設ける設計とする。
常設代替交流電源設備は，代替所内電気設備に接続された常設代替高圧電源装置を運転し，代替所内電気設備の一部である緊急用Ｍ／Ｃを操作することで，非常用所内電気設備又は代替所内電気設備に電源供給する設計とする。
また，軽油貯蔵タンクから常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプを用いて常設代替高圧電源装置に燃料移送する設計とする。

(3)

所内常設直流電源設備（設置許可基準解釈の第1項b））
設計基準事故対処設備の交流電源が喪失（全交流動力電源喪失）した場合，

所内常設直流電源設備に電源を供給することにより，重大事故等が発生した
場合において炉心の著しい損傷，原子炉格納容器の破損，使用済燃料プール
内の燃料体等の著しい損傷及び運転停止中原子炉内燃料体の著しい損傷を防止することを目的として，所内常設直流電源設備を設ける設計とする。
所内常設直流電源設備は，全交流動力電源喪失直後に直流125V蓄電池及び3.14-4

中性子モニタ用蓄電池から設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備に電源供給を行う。その後，全交流動力電源喪失から負荷切り離しを行わずに8時間，その後必要な負荷以外を切り離して残り16時間の合計24時間にわたり，必要な負荷に電源供給することを可能な設計とする。
なお，通常時から設計基準事故対処設備である125V

Ａ系・Ｂ系蓄電池と中性子モニタ用蓄電池Ａ・Ｂは，重大事故等対処設備と兼用しており，互いに独立性を有し，位置的分散を図る設計としていること，また，その系統構
成を変更することなく使用可能なことから，設計基準事故対処設備に対し悪影響を与えるものではない。

(4)

常設代替直流電源設備（設置許可基準解釈の第1項a）ⅲ），b））
常設代替直流電源設備は，設計基準事故対処設備である所内常設直流電源設備である非常用直流電源設備と，独立性を有し，位置的分散を図る設計とする。
設計基準事故対処設備の交流電源及び所内常設直流電源設備が喪失した場
合，重大事故等対処設備に電源を供給することにより，重大事故等が発生した場合において炉心の著しい損傷，原子炉格納容器の破損，使用済燃料プー
ル内の燃料体等の著しい損傷及び運転停止中原子炉内燃料体の著しい損傷を防止することを目的として，常設代替直流電源設備を設ける設計とする。
常設代替直流電源設備は，全交流動力電源喪失直後に緊急用直流125V蓄電池から重大事故等対処設備に電源供給を行う設計とする。

3.14-5(5)可搬型代替直流電源設備（設置許可基準解釈の第1項a）ⅰ)，ⅲ），c））
可搬型代替直流電源設備は，設計基準事故対処設備である125V非常用直流電源設備２Ａ・２Ｂに電源を供給するＤ／Ｇとその燃料補給系統に対し，独立性を有し，位置的分散を図る設計とする。
設計基準事故対処設備の交流電源及び直流電源が喪失した場合，直流設備に電源を供給することにより，重大事故等が発生した場合において炉心の著
しい損傷，原子炉格納容器の破損，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷及び運転停止中原子炉内燃料体の著しい損傷を防止することを目的として，可搬型代替直流電源設備を設ける。
可搬型代替直流電源設備は，可搬型代替交流電源設備から可搬型整流器及び代替所内電気設備を介して必要な設備に24時間以上給電する設計とする。

(6)

代替所内電気設備（設置許可基準解釈の第1項e））
設計基準事故対処設備の非常用所内電気設備が喪失した場合，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必要な設備に電源を供給するための代替所内電気設備を設置することにより，重大事故等が発生した場合において炉心の著しい損傷，原子炉格納容器の破損，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷及び運転停止中原子炉内燃料体の著しい損傷を防止することを目的として，代替所内電気設備を設ける。
代替所内電気設備は，「緊急用Ｍ／Ｃ」及び「緊急用Ｐ／Ｃ」により，設計基準事故対処設備である非常用所内電気設備と，重大事故等が発生した場合において，共通要因である地震，津波，火災及び溢水により，同時に機能喪失しないとともに，非常用所内電気設備は原子炉建屋附属棟地下1及び地下2階に，代替所内電気設備は原子炉建屋廃棄物処理棟1階もしくは屋内（常設
代替高圧電源装置置き場）に設置することで少なくとも1系統は人の接近性を
3.14-6確保する設計とする。

(7)

燃料補給設備
重大事故等発生時に重大事故等対処設備の各設備の軽油を補給するために，燃料補給設備を設ける設計とする。

3.14-7

その他，設計基準事故対処設備であるが，想定される重大事故時等においてその機能を考慮するため，以下の設備を重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置付ける。

(8)

非常用交流電源設備
外部電源が喪失した場合，非常用所内電気設備に電源を供給することにより，重大事故等が発生した場合において炉心の著しい損傷，原子炉格納容器の破損，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷及び運転停止中
原子炉内燃料体の著しい損傷を防止することを目的として，非常用交流電源設備を設ける設計とする。

3.14-8

なお，電源設備の自主対策設備として，以下を整備する。

(9)

可搬型代替注水大型ポンプ
非常用所内電気設備に関連する自主対策設備として，設計基準事故対処設

備の非常用及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル冷却系海水系の故障により重大事故に至る恐れがある事故が発生した場合において炉心の著しい損傷，原
子炉格納容器の破損，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷及び運転
停止中原子炉内燃料体の著しい損傷を防止することができる電力を供給するため，海水を用いてＤ／Ｇ（ＨＰＣＳ含む）の冷却水を確保することにより必要な電力を給電するために，可搬型代替注水大型ポンプを設ける設計とする。

3.14-93.14.2

重大事故等対処設備

3.14.2.1
3.14.2.1.1

可搬型代替交流電源設備
設備概要

可搬型代替交流電源設備は，設計基準事故対処設備の交流電源が喪失（全交流動力電源喪失）した場合，非常用所内電気設備又は代替所内電気設備に電源を給電することにより，重大事故等が発生した場合において炉心の著し
い損傷，格納容器の破損，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷及び運転停止中原子炉内燃料体の著しい損傷を防止することを目的として設置するものである。
可搬型代替交流電源設備の電源系統は，ディーゼル機関及び発電機を搭載した「可搬型代替低圧電源車」，燃料を保管する「可搬型設備用軽油タンク」
及び可搬型設備用軽油タンクから可搬型代替低圧電源車へ燃料を給油する「タンクローリ」で構成する。
本系統は，可搬型代替低圧電源車を「可搬型代替低圧電源車接続盤」（可搬型代替低圧電源車接続盤（西側）又は可搬型代替低圧電源車接続盤（東側））に接続し，緊急用Ｐ／Ｃ及びＰ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄの系統構成を行った後，可搬型代替低圧電源車の操作スイッチにより起動し，給電を行うものである。
また，可搬型代替低圧電源車による給電中は，可搬型設備用軽油タンクからタンクローリへ燃料を補給し，可搬型代替低圧電源車に給油することで事象発生後7日間にわたり可搬型代替低圧電源車による給電を継続できる設計とする。
なお，タンクローリは可搬型代替低圧電源車の他に，可搬型代替注水大型ポンプ，ホイールローダ及び可搬型窒素供給装置への燃料補給に対して共用できる構造のノズルを用いた設計とする。
本系統全体の系統図を，第3.14.2.1.1-1〜3図に，本系統に属する重大事故
3.14-10

等対処設備を，第3.14.2.1.1-1表に示す。
可搬型代替交流電源設備の設計基準事故対処設備に対する独立性，位置的分散については3.14.2.1.3項に詳細を示す。
なお，可搬型代替注水大型ポンプについては，「3.13

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則56条に対する方針を示す章）」，「3.12

工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備（設置許可基

準規則55条に対する方針を示す章）」，「ホイールローダ」については，「1.0
重大事故等における共通事項」，「可搬型窒素供給装置」については，「3.7原子炉格納容器内の過圧破損を防止するための設備（設置許可基準規則50条
に対する方針を示す章）」で示す。

3.14-11

第 3.14.2.1.1-1 図

可搬型代替交流電源設備系統図（可搬型代替低圧電源車〜Ｐ／Ｃ

3.14-12

２Ｃ・２Ｄ系電路）

第 3.14.2.1.1-2 図

可搬型代替交流電源設備系統図（可搬型代替低圧電源車〜緊急用ＭＣＣ電路）

3.14-13タンクローリへの補給

各設備への給油ピストル
ノズル※ ホイールローダも同様

第 3.14.2.1.1-3 図

可搬型代替交流電源設備系統図（燃料系統）

3.14-14

第 3.14.2.1.1-1 表
設備区分
主要設備

附属設備
燃料源
燃料流路
燃料供給先

交流電路

直流電路

可搬型代替交流電源設備に関する重大事故等対処設備一覧

設備名
可搬型代替低圧電源車【可搬】
可搬型設備用軽油タンク【常設】タンクローリ【可搬】−
可搬型設備用軽油タンク【常設】可搬型設備用軽油タンクマンホール（上蓋）【常設】タンクローリ【可搬】
可搬型代替注水大型ポンプ【可搬】
可搬型代替低圧電源車【可搬】
ホイールローダ【可搬】
可搬型窒素供給装置【可搬】
可搬型代替低圧電源車（西側及び東側）〜Ｐ／Ｃ ２Ｃ系及び２Ｄ系電路（可搬型代替低圧電源車〜可搬型代替低圧電源車接続盤（西側）電路【可搬】）（可搬型代替低圧電源車接続盤（西側）〜Ｐ／Ｃ ２Ｃ系及び２Ｄ系電路【常設】）（可搬型代替交流電源車〜可搬型代替低圧電源車接続盤（東側）電路【可搬】）（可搬型代替低圧電源車接続盤（東側）〜Ｐ／Ｃ ２Ｃ系及び２Ｄ系電路【常設】）
可搬型代替低圧電源車（西側及び東側）〜緊急用Ｐ／Ｃ系電路（可搬型代替低圧電源車〜可搬型代替低圧電源車接続盤（西側）電路【可搬】）（可搬型代替低圧電源車接続盤（西側）〜緊急用ＭＣＣ電路【常設】）（可搬型代替低圧電源車〜可搬型代替低圧電源車接続盤（東側）電路【可搬】）（可搬型代替低圧電源車接続盤（東側）〜緊急用ＭＣＣ電路【常設】）―3.14-15

3.14.2.1.2

主要設備の仕様

主要設備の仕様を以下に示す。
(1)

可搬型代替低圧電源車
エンジン
個

数：4（予備1）

使用燃料：軽油
発電機個

数：4（予備1）

種

類：三相交流発電機

容量：500kVA（1台あたり）

力

率：0.8

電

圧：440V

周 波 数：50Hz
保管場所：西側保管場所及び南側保管場所
設置場所：原子炉建屋西側可搬型代替低圧電源車設置エリア又は原子炉建屋東側可搬型代替低圧電源車設置エリア(2)

可搬型設備用軽油タンク
容

量：30kL/基個

数：7（予備1）

設置場所：西側保管場所（地下）及び南側保管場所（地下）3.14-16

(3)タンクローリ
容量：4.0kL/台

個

数：2（予備3）

保管場所：西側保管場所及び南側保管場所
設置場所：原子炉建屋西側可搬型代替低圧電源車設置エリア又は原子炉建屋東側可搬型代替低圧電源車設置エリア

3.14-17

3.14.2.1.3

独立性及び位置的分散の確保

重大事故等防止設備である可搬型代替交流電源設備は，地震，津波，火災及び溢水により同時に機能が損なわれるおそれがないよう，設計基準事故対
処設備である非常用交流電源設備の各機器と独立性，位置的分散を図る設計とする。
可搬型代替交流電源設備の設計基準事故対処設備との独立性を，第3.14.2.1.3-1表に，多様性及び位置的分散を，第3.14.2.1.3-2表に示す。
可搬型代替低圧電源車は，Ｄ／Ｇから約280m以上離れた屋外（西側保管場
所及び南側保管場所）に保管し，可搬型代替低圧電源車は，原子炉建屋西側
可搬型代替低圧電源車設置エリア又は原子炉建屋東側可搬型代替低圧電源車
設置エリアに配置する設計とする。
電路については，可搬型代替低圧電源車からＰ／Ｃ
母線を介してＰ／Ｃ
からＭ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄ間の連絡

２Ｃ・２Ｄに給電するのに対し，非常用交流電源設備

２Ｃ・２Ｄを介してＰ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄに給電するため，独立した電路で系統構成し，共通要因によって同時に機能を損なわれないよう独立した設計とする。
電源設備の多様性については，Ｄ／Ｇの水冷式に対し，可搬型代替低圧電
源車は空冷式として多様性を確保する設計とする。
燃料補給源については，可搬型設備用軽油タンクとＤ／Ｇの軽油貯蔵タン
クは，約140ｍ以上離れた位置に設置する設計とする。

3.14-18

第3.14.2.1.3-1表
項目

地震

津波
共通要
因故障
火災

溢水

設計基準事故対処設備との独立性

設計基準事故対処設備
重大事故防止設備
非常用交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備は耐震
Ｓクラス設計とし，重大事故防止設備である可搬型代替
交流電源設備は基準地震動Ｓｓで機能維持できる設計とすることで，基準地震動Ｓｓが共通要因となり故障する
ことのない設計とする。
設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備は，防潮堤及び浸水防護設備の設置により，重大事故防止設備である可搬型代替交流電源設備は，防潮堤及び浸水防護設備に加え,高台の可搬型設備保管所への配備により，津波が共通要因となって故障することのない設計とする。
設計基準事故対処設備の非常用交流電源設備と，重大事故防止設備である可搬型代替交流電源設備は，火災が共通要因となり同時に故障することのない設計とする（「共−7 重大事故等対処設備の内部火災に対する防護方針について」に示す）。
設計基準事故対処設備の非常用交流電源設備と，重大事故防止設備である可搬型代替交流電源設備は，溢水が共通要因となり同時に故障することのない設計とする。
（「共−8 重大事故等対処設備の内部溢水に対する防護方
針について」に示す。）

3.14-19

第 3.14.2.1.3-2 表

電源

電路

電源給電先

電源の
冷却方式

燃料源

燃料流路

多様性及び位置的分散

設計基準事故対処設備
非常用交流電源設備
Ｄ／Ｇ ２ＣＤ／Ｇ ２Ｄ＜原子炉建屋附属棟地下 1 階＞
Ｄ／Ｇ２Ｃ〜Ｐ／Ｃ２Ｃ系電路
Ｄ／Ｇ２Ｄ〜Ｐ／Ｃ２Ｄ系電路

Ｐ／Ｃ ２Ｃ＜原子炉建屋附属棟地下 2 階＞
Ｐ／Ｃ ２Ｄ＜原子炉建屋附属棟地下 1 階＞

水冷式
（非常用ディーゼル発電機海水冷却系）
軽油貯蔵タンク＜常設代替高圧電源装置置場南側（地下）＞
燃料デイタンク＜原子炉建屋附属棟地下 1 階＞

重大事故防止設備
可搬型代替交流電源設備
可搬型代替低圧電源車＜原子炉建屋西側可搬型代替低圧電源車設置エリア又は原子炉建屋東側可搬型代替低圧電源車設置エリア＞
可搬型代替低圧電源車（西側及び東側）〜Ｐ／Ｃ ２Ｃ系及び２Ｄ系電路
可搬型代替低圧電源車（西側及び東側）〜緊急用ＭＣＣ電路
Ｐ／Ｃ ２Ｃ＜原子炉建屋附属棟地下 2 階＞
Ｐ／Ｃ ２Ｄ＜原子炉建屋附属棟地下 1 階＞
緊急用Ｐ／Ｃ＜原子炉建屋廃棄物処理棟 1 階＞
空冷式

可搬型設備用軽油タンク＜西側保管場所及び南側保管場所＞（車載燃料）＜原子炉建屋西側可搬型代替低圧電源車設置エリア又は原子炉建屋東側可搬型代替低圧電源車設置エリア＞
燃料移送ポンプ
タンクローリ＜屋内（常設代替高圧電源装置置場） ＜原子炉建屋西側可搬型代替低圧電源＞車設置エリア又は原子炉建屋東側可搬型代替低圧電源車設置エリア＞

3.14-20

3.14.2.1.4(1)(i)

設置許可基準規則第43条第1項への適合方針

環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第43条第1項一）要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。

3.14-21

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3

a）

環境条件等」に示す。

可搬型代替低圧電源車
可搬型代替交流電源設備の可搬型代替低圧電源車は，可搬型で屋外に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等時における，屋外の環境条件を考慮し，第3.14.2.1.4-1表に示す設計とする。
（57-2-3,23）

第3.14.2.1.4-1表

想定する環境条件（可搬型代替低圧電源車）

環境条件

対応
保管場所である西側保管場所及び南側保管場所，設置場所である原子炉建屋西側可搬型代替低圧電源車設置エリア又は原子
温度，圧力，湿度，
炉建屋東側可搬型代替低圧電源車設置エリアで想定される温放射線度，圧力，湿度及び放射線条件に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
保管場所である西側保管場所及び南側保管場所，設置場所である原子炉建屋西側可搬型代替低圧電源車設置エリア又は原子
屋外の天候による
炉建屋東側可搬型代替低圧電源車設置エリアで想定される降影響
水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対策及び凍結対策を行える設計とする。
海水を通水する系 海水を通水することはない。
統への影響保管場所である西側保管場所及び南側保管場所で想定される
適切な地震荷重との組合せを考慮したうえで，機器が損傷しな
地震
いよう，地震の影響を考慮した設計とする。設置場所においては，車両の転倒防止を考慮した設計とする。（詳細は「2.1.2
耐震設計の基本方針」に示す）保管場所である西側保管場所及び南側保管場所で想定される風（台風）及び竜巻の風荷重，積雪，火山の影響による荷重を風（台風），竜巻，
考慮し，機器が損傷しない設計とする。また，設置場所で想定
積雪，火山の影響される風（台風），積雪による荷重を考慮し，機能に影響を考慮した設計とする。
重大事故等が発生した場合においても，電磁波による影響を考
電磁的障害慮した設計とする。

3.14-22b）

可搬型設備用軽油タンク
可搬型代替交流電源設備の可搬型設備用軽油タンクは，常設で屋外に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等時における，屋外の環境条件を考慮し，第3.14.2.1.4-2表に示す設計とする。
（57-2-4）

第3.14.2.1.4-2表想定する環境条件（可搬型設備用軽油タンク）

環境条件

対応
設置場所である西側保管場所（地下）及び南側保管場所（地下）温度，圧力，湿度，で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる
放射線
性能を確認した機器を使用する。
設置場所である西側保管場所（地下）及び南側保管場所（地下）屋外の天候によるで想定される降水及び凍結により機能を損なうことのないよ影響
う防水対策及び凍結対策を行える設計とする。
海水を通水する系 海水を通水することはない。
統への影響
適切な地震荷重との組合せ考慮した上で，機器が損傷しないこ地震とを確認する。（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）
風（台風），竜巻， 風（台風）及び竜巻の風荷重，積雪，火山の影響による荷重を
積雪，火山の影響 考慮し，機器が損傷しない設計とする。
重大事故等が発生した場合においても，電磁波による影響を考
電磁的障害慮した設計とする。

3.14-23c）

タンクローリ
可搬型代替交流電源設備のタンクローリは，可搬型で屋外に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等時における，
屋外の環境条件を考慮し，第3.14.2.1.4-3表に示す設計とする。
（57-2-5）

第3.14.2.1.4-3表想定する環境条件（タンクローリ）

環境条件

対応
保管場所である西側保管場所及び南側保管場所，設置場所である原子炉建屋西側可搬型代替低圧電源車設置エリア又は原子
温度，圧力，湿度，
炉建屋東側可搬型代替低圧電源車設置エリアで想定される温放射線度，圧力，湿度及び放射線条件に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
保管場所である西側保管場所及び南側保管場所，設置場所である原子炉建屋西側可搬型代替低圧電源車設置エリア又は原子
屋外の天候による
炉建屋東側可搬型代替低圧電源車設置エリアで想定される降影響
水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対策及び凍結対策を行える設計とする。
海水を通水する系 海水を通水することはない。
統への影響保管場所である西側保管場所及び南側保管場所で想定される
適切な地震荷重との組合せを考慮したうえで，機器が損傷しな
地震
いよう，地震の影響を考慮した設計とする。設置場所においては，車両の転倒防止を考慮した設計とする。
保管場所である西側保管場所及び南側保管場所で想定される風（台風）及び竜巻の風荷重，積雪，火山の影響による荷重を風（台風），竜巻，
考慮し，機器が損傷しない設計とする。また，設置場所で想定
積雪，火山の影響される風（台風），積雪による荷重を考慮し，機能に影響を考慮した設計とする。
重大事故等が発生した場合においても，電磁波による影響を考
電磁的障害慮した設計とする。

3.14-24

(2)

操作性（設置許可基準規則第43条第1項二）

(i)

要求事項
想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるもの
であること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

可搬型代替低圧電源車は，可搬型代替低圧電源車に設置されている
現場操作盤でスイッチ操作を可能とし，確実な操作ができる設計とする。
可搬型設備用軽油タンクのマンホール（上蓋）は，現場にて人力で開閉操作が可能とすることで，確実な操作ができる設計とする。
タンクローリは，タンクローリに設置されている現場操作盤でのスイッチ操作及び燃料補給時に使用する弁の操作ハンドルにて操作を可能とし，確実な操作ができる設計とする。
操作対象機器の操作場所を，第3.14.2.1.4-4〜5表に示す。
（57-2-2〜5,16,21,23,24,57-3-2〜4,57-8）

3.14-25

第 3.14.2.1.4-4 表

操作対象機器（可搬型代替低圧電源車〜Ｐ／Ｃ

２Ｃ系，

２Ｄ系又は緊急用Ｐ／Ｃ系電路）
機器名称
可搬型代替
低圧電源車

第 3.14.2.1.4-5 表

状態の変化
発電機

停止→運転

遮断器

切→入

操作場所
原子炉建屋西側
可搬型代替低圧電源車設置エリア

操作方法
スイッチ操作

操作対象機器（可搬型設備用軽油タンク〜可搬型代替低圧
電源車流路）

機器名称

状態の変化

可搬型設備用軽油タンク
マンホール（上蓋）
車載ポンプ
（補給時）

車載ポンプ
（給油時）

上蓋閉→上蓋開操作場所
西側保管場所及び南側
保管場所

手動操作

停止→運転

西側保管場所及び南側
保管場所

スイッチ操作

停止→運転

原子炉建屋西側可搬型
代替低圧電源車設置エリア又は原子炉建屋東側可搬型代替低圧電源車設置エリア

3.14-26

操作方法

スイッチ操作以下に，可搬型代替交流電源設備を構成する主要設備の操作性を示す。

a）

可搬型代替低圧電源車
可搬型代替交流電源設備である可搬型代替低圧電源車は，車両として移動可能であり，車止めにて固定可能な設計とする。
また，可搬型代替低圧電源車の現場操作パネルは，誤操作防止のために名称を明記することで操作者の操作，監視性を考慮しており，操作の際には十分な空間を確保することとし，確実に操作可能な設計とする。
また，可搬型代替低圧電源車は，自動で複数台の同期並列運転を可能な設計とする。

b）

可搬型設備用軽油タンク
可搬型代替交流電源設備である可搬型設備用軽油タンクのマンホール（上蓋）は，現場にて人力で開閉操作が可能とすることで，確実に操作可能な設計とする。

c）

タンクローリ
可搬型代替交流電源設備であるタンクローリは，車両として移動可能とし，車止めにて固定可能な設計とする。タンクローリは，車載ポンプの吸込み口を給排油バルブで，車載ホース側に切り替えることで可搬型設備用軽油タンクからタンクローリへの燃料補給が，タンク側に切り替えることで，他設備への燃料給油ができる設計とする。また，車載ポンプの給排油バルブは，誤操作防止のために名称を明記することで操作者の操作性を考慮しており，かつ十分な操作空間を確保し，

3.14-27

現場で人力にて開閉操作を確実に操作可能な設計とする。
タンクローリから燃料給油先への接続は，タンクローリのピストルノ
ズルを用いて直接手動で実施できるため，特別な技量を要することなく確実に操作可能な設計とする。

3.14-28

(3)試験及び検査（設置許可基準規則第43条第1項三）

(i)

要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4に示す。

3.14-29

操作性及び試験・検査性について」

a）

可搬型代替低圧電源車
可搬型代替交流電源設備の可搬型代替低圧電源車は，第3.14.2.1.4-6表に示すように，原子炉運転中又は停止中に，分解点検，特性試験及び機能・性能試験が可能な設計とする。
可搬型代替交流電源設備である可搬型代替低圧電源車は，分解点検として部品状態の確認が可能な設計とし，非破壊検査や目視により性能に影響を及ぼすおそれのある傷，割れ等がないことの確認を行う。
また，特性試験として，電源車の外観点検，運転状態において発電機
電圧，電流及び周波数を可搬型代替低圧電源車の操作監視盤にて確認可
能とし，模擬負荷を可搬型代替低圧電源車へ接続することにより定格容量が出力できることの確認を行うとともに，絶縁抵抗測定を行う。
さらに，機能・性能試験として可搬型代替低圧電源車は，車両としての運転状態の確認が可能な設計とし，車体下部からの油漏れや走行用タイヤの状態を確認することにより，走行可否の判断が確認可能である。
（57-4-2〜4）

第 3.14.2.1.4-6 表
原子炉の状態

項目
分解点検

運転中
又は
停止中

特性試験

機能・性能試験

可搬型代替低圧電源車の試験及び検査内容
可搬型代替低圧電源車の部品の状態を，非破壊検査
及び目視により確認
可搬型代替低圧電源車の目視点検
模 擬 負 荷 に よる 可 搬 型 代 替 低 圧 電 源 車 の 出 力 性 能（発電機電圧，電流，周波数）の確認
可搬型代替低圧電源車の絶縁抵抗の確認
可搬型代替低圧電源車の運転状態の確認
タンクローリの運転状態の確認

3.14-30b）

可搬型設備用軽油タンク
可搬型代替交流電源設備である可搬型設備用軽油タンクは，第3.14.2.1.4-7表に示すように，原子炉運転中又は停止中に漏えい試験
及び外観検査が可能な設計とする。
可搬型設備用軽油タンクは，タンク上部のマンホール（上蓋）が開放可能であり，内面の点検が可能な設計とする。具体的には漏えい試
験として，点検時には軽油を抜取り目視により性能に影響を及ぼすおそれのある傷，割れ等がないことが確認可能な設計とする。
また，油面レベルの確認が可能な計器を設ける設計とする。
（57-4-5）

第3.14.2.1.4-7表
原子炉の状態

項目

運転中
又は
停止中

漏えい試験

可搬型設備用軽油タンクの試験及び検査内容
可搬型設備用軽油タンク内面の状態を目視により確認
漏えいの有無を確認
可搬型設備用軽油タンクの油面レベルの確認

3.14-31c）

タンクローリ
可搬型代替交流電源設備であるタンクローリは，第3.14.2.1.4-8表に示すように，原子炉運転中又は停止中に漏えい試験が可能な設計とする。
タンクローリは，漏えい試験として油量，漏えいの確認が可能なよ
うに検尺口を設け，かつ，マンホール（上蓋）を設けタンクの内部確認が可能な設計とする。
さらに，機能・性能試験として，車両として運転状態の確認が可能な設計とし具体的には車体下部からの油漏れや走行用タイヤの状態確認をすることにより，走行可否の判断が可能である。
（57-4-6）

原子炉の状態
運転中
又は停止中

第 3.14.2.1.4-8 表

タンクローリの試験及び検査項目

内容
タンク内面の状態を目視により確認
漏えいの有無を確認
タンクローリの運転状態の確認

漏えい試験
機能・性能試験3.14-32(4)切り替えの容易性（設置許可基準規則第43条第1項四）

(i)

要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設
備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

可搬型代替交流電源設備は，本来の用途以外の用途には使用しない。
なお，必要な可搬型代替交流電源設備の操作の対象機器は，(2)操作性の第3.14.2.1.4-4〜5表と同様である。
可搬型代替交流電源設備のうち，可搬型代替低圧電源車から緊急用
Ｐ／Ｃ及びＰ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄに電源供給する系統において，非常用交流電源設備からＭ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄを介してＰ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄに給電するための遮断器を隔離し，可搬型代替低圧電源車からＰ／Ｃ
２Ｄ間の連絡母線を介してＰ／Ｃ

２Ｃ・

２Ｃ・２Ｄに給電する遮断器を投入する操作は中央制御室速やかな切り替えが可能とする。
また，可搬型設備用軽油タンクは，西側保管場所に4基，南側保管場
所に4基の計8基設置する。このうちいずれかの可搬型設備用軽油タンク1基を予備とする。1基の可搬型設備用軽油タンクがタンクローリへの燃料補給量を満足しない場合は他の可搬型設備用軽油タンクから燃料補給を行うため，余計な切り替え操作を要しない。
これにより，第3.14.2.1.4-1〜4図に示すタイムチャートのとおり速3.14-33

やかに切り替えが可能である。
（57-3-2〜4）

3.14-34

第 3.14.2.1.4-1 図

可搬型代替低圧電源車によるＰ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄ系受電のタイムチャート ＊タイムチャート

第 3.14.2.1.4-2 図

可搬型代替低圧電源車による緊急用Ｐ／Ｃ系受電のタイムチャート ＊第 3.14.2.1.4-3 図

可搬型設備用軽油タンクからタンクローリへの給油のタイムチャート ＊3.14-35

第 3.14.2.1.4-4 図

タンクローリから各機器等への給油のタイムチャート ＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況について（個別手順）の 1.14（電源の確保に関する手順等）で示すタイムチャート

3.14-36(5)悪影響の防止（設置許可基準規則第43条第1項五）
(i)

要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

可搬型代替交流電源設備は，通常時は電源となる可搬型代替低圧電
源車をＰ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄで切り離し，他設備と隔離する系統構成としており，非常用所内電気設備に対して悪影響を及ぼさない設計とする。
他設備との隔離箇所を，第3.14.2.1.4-9表に示す。
（57-2-3〜5,57-7-2,57-9）

第 3.14.2.1.4-9 表
取合設備
非常用所内電気設備

他設備との隔離箇所

隔離箇所
Ｐ／Ｃ ２Ｃ・２Ｄ（可搬型代替低圧電源車接続盤側）

3.14-37

駆動方式

動作

手動

通常時開

(6)

設置場所（設置許可基準規則第43条第1項六）
(i)

要求事項
想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

可搬型代替交流電源設備のうち，可搬型代替低圧電源車から緊急用
Ｐ／Ｃ及びＰ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄを給電する系統及び可搬型設備用軽油タンクから可搬型代替低圧電源車まで燃料移送する系統は，フィルターベント等を使用する際には使用しないため，系統構成に操作が必要
な機器の設置場所及び操作場所の放射線量が高くなるおそれが少ないため，設置場所で操作可能な設計とする。
系統構成に操作が必要な機器の設置場所及び操作場所を，第3.14.2.1.4-10表に示す。
（57-2-2〜5,16,21,23,24,57-3-2〜4,57-8）

3.14-38

第 3.14.2.1.4-10 表
機器名称
可搬型代替
低圧電源車

系統構成に操作が必要な機器の設置場所及び操作場所

設置場所
原子炉建屋西側可搬型代替低圧電源車設置エリア
又は原子炉建屋東側可搬型代替
低圧電源車設置エリア

操作場所
原子炉建屋西側可搬型代替低圧電源車設置エリア
又は原子炉建屋東側可搬型代替
低圧電源車設置エリア

可搬型設備用
軽油タンク

西側保管場所及び南側保管場所

西側保管場所及び南側保管場所

タンクローリ西側保管場所及び南側保管場所
原子炉建屋西側可搬型代替低圧電
源車設置エリア又は
原子炉建屋東側可搬型代替低圧電
源車設置エリア

西側保管場所及び南側保管場所
原子炉建屋西側可搬型代替低圧電
源車設置エリア又は
原子炉建屋東側可搬型代替低圧電
源車設置エリア3.14-39

3.14.2.1.5(1)

設置許可基準規則第43条第2項への適合方針

容量（設置許可基準規則第43条第2項一）
(i)

要求事項
想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.2b）容量等」に示す。

可搬型設備用軽油タンク
可搬型設備用軽油タンクは，重大事故等対策の有効性評価上，重大事故等対処設備の燃料消費が最大となる事故シナリオ（高圧・低圧注
水機能喪失，崩壊熱除去機能喪失，格納容器バイパス，想定事故1・2）において，その機能を発揮することを要求される重大事故等対処設備
が7日間連続運転する場合に必要となる燃料量約189kLを上回る，容量210kLを有する設計とする。
（57-5-4）

3.14-40(2)共用の禁止（設置許可基準規則第43条第2項二）

(i)

要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない揚合は，この限りでない。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

敷地内に二以上の原子炉施設はないことから，可搬型代替交流電源
設備は共用しない。

3.14-41

(3)設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第43条第2項三）

(i)

要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

可搬型代替交流電源設備のうち，可搬型代替低圧電源車接続盤から緊急用ＭＣＣ又はＰ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄまでの常設の電路は，代替所内電気設備を経由する。多様性，位置的分散を，第3.14.2.1.3-2表に示す。

3.14-42

3.14.2.1.6(1)

設置許可基準規則第43条第3項への適合方針

容量（設置許可基準規則第43条第3項一）

(i)

要求事項
想定される重大事故等の収束に必要な容量に加え，十分に余裕のある
容量を有するものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.2a）容量等」に示す。

可搬型代替低圧電源車
可搬型代替低圧電源車から非常用所内電気設備又は代替所内電気設備を受電する場合は，必要となる連続最大負荷が約473kWで，最大負荷が約570kWあるため，必要な容量に加え，十分に余裕のある約800kW（500kVA×0.8×２台）を有するものとする。なお， 2セットに加えて予備1台の計5台を有する設計とする。
（57-5-2）b）

タンクローリ
タンクローリは，重大事故等対策の有効性評価上，重大事故等対処

設備の燃料消費が最大となる事故シナリオ（高圧・低圧注水機能喪失，崩壊熱除去機能喪失，格納容器バイパス，想定事故1・2）において，その機能を発揮することを要求される約2時間毎に可搬型代替低圧電源車，約3時間毎に可搬型代替注水大型ポンプへ給油する必要があるた
め, 必要な容量に加え，十分に余裕のある2時間に1回の給油が可能な
容量4kLのタンクローリを1台（1セット）有するものとする。なお，2セットに加えて予備3台の計5台を有する設計とする。
3.14-43（57-5-5,6,7,8）

3.14-44(2)確実な接続（設置許可基準規則第43条第3項二）

(i)

要求事項
常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。）と接続するものにあっては，当該常設設備と容易かつ確実に接続することができ，かつ，二以上の系統又は発電用原子炉施設が相互に使用することができるよう，接続部の規格の統一その他の適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

可搬型代替交流電源設備のうち，可搬型代替低圧電源車からＰ／Ｃ
２Ｃ・２Ｄ又は緊急用Ｐ／Ｃへ電源供給する系統は，可搬型代替低圧電
源車の接続用ケーブルをコネクタで接続する。
可搬型代替交流電源設備のうち，可搬型設備用軽油タンクからタンクローリへの燃料補給は，車載ホースで行う。車載ホースについては，地下に設置されている可搬型設備用軽油タンクの上蓋を開け，タンク内部に接続（挿入）することで現場にて容易に接続でき，他設備とも共通して使用できることから確実な接続が可能な設計とする。
対象機器の接続場所を，第3.14.2.1.6-1表に示す。
（57-2-2〜5,16,21,24,25,57-3-2〜4,57-8）

3.14-45

第 3.14.2.1.6-1 表

対象機器の接続場所（可搬型代替低圧電源車〜緊急用Ｐ／
Ｃ及びＰ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄ流路）

接続元機器名称

接続先機器名称

可搬型代替
低圧電源車

可搬型代替低圧電源
車接続盤(西側)又は可搬型代替低圧電源
車接続盤（東側）

タンクローリ

可搬型設備用
軽油タンク

接続場所
原子炉建屋西側可搬型代替低圧電源車設
置エリア又は原子炉建屋東側可搬型代替低圧電源車設
置エリア
西側保管場所又は南側保管場所

接続方法

コネクタ接続ホース接続

以下に，可搬型代替交流電源設備を構成する主要設備の確実な接続性
を示す。

a）

可搬型代替低圧電源車
可搬型代替交流電源設備の可搬型代替低圧電源車は，原子炉建屋西側可搬型代替低圧電源車設置エリア又は原子炉建屋東側可搬型代替低圧電源車設置エリアに設置する接続口にてコネクタ接続すること及び接続状態を目視で確認できることから，確実な接続が可能な設計とする。
（57-2-3,21）

3.14-46b）

タンクローリ
タンクローリと可搬型設備用軽油タンクの接続については，他設備とも共通して使用できることから確実な接続が可能な設計とする。車載ホースは，可搬型設備用軽油タンク（上蓋）を開けて接続（挿入）することにより，タンクローリへ燃料補給するため，フランジ接続な
どその接続に特別な工具を要するものではないことから，容易にかつ，確実な接続が可能な設計とする。
（57-2-5）

3.14-47(3)複数の接続口（設置許可基準規則第 43 条第 3 項三）

(i)

要求事項
常設設備接続するものにあっては，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，可搬型重大事故等対処設備（原子炉
建屋の外から水又は電力を供給するものに限る。）の接続口をそれぞれ
互いに異なる複数の場所に設けるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

a）

可搬型代替低圧電源車
可搬型代替低圧電源車は，緊急用Ｐ／Ｃ及びＰ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄに電源供給する場合それぞれにおいて，原子炉建屋の隣り合わない異なる面の近傍に二箇所の接続口を設置していることから，共通要因により接続不可とならない設計とする。
（57-2-3,21）b）

タンクローリ
タンクローリを接続する可搬型設備用軽油タンクは，西側保管場所に4基，南側保管場所に4基の計8基設置する。このうちいずれかの可搬型設備用軽油タンク1基を予備とする。また，西側保管場所と南側保管場所は100m以上離隔を確保しているため，各々の接続箇所が共通要因
により接続不可とならない設計とする。
（57-2-5）

3.14-48

(4)設置場所（設置許可基準規則第43条第3項四）

(i)

要求事項
想定される重大事故等が発生した場合において可搬型重大事故等対処設備を設置場所に据え付け，及び常設設備と接続することができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。
（57-2-2〜5,19,20,23〜27,57-8）

可搬型代替交流電源設備のうち，可搬型代替低圧電源車から緊急用Ｐ／Ｃ及びＰ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄを給電する系統及び可搬型設備用軽油タン

クから可搬型代替低圧電源車まで燃料移送する系統は，フィルターベン
ト作動時等には使用しないため系統構成に操作が必要な機器の設置場所
及び操作場所の放射線量が高くなるおそれが少ないため，設置場所で操作可能な設計とする。

3.14-49(5)保管場所（設置許可基準規則第43条第3項五）

(i)

要求事項
地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設
備の配置その他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管すること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

可搬型代替交流電源設備の可搬型設備である可搬型代替低圧電源車
及びタンクローリは，地震，津波，その他の外部事象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響，非常用交流電源設
備及び常設代替交流電源設備から100m以上の離隔距離を確保した上で，位置的分散を図った西側保管場所及び南側保管場所に保管する設計とする。
（57-2-3,5）

3.14-50(6)アクセスルートの確保（設置許可基準規則第43条第3項六）

(i)

要求事項
想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，工場等内の道路及び通路が確保できるよう，適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

可搬型代替交流電源設備のうち可搬型代替低圧電源車は，西側保管場所及び南側保管場所に保管しており，想定される重大事故等が発生した場合においても，保管場所から設置場所までの運搬経路について，設備の運搬及び移動に支障をきたすことのないよう，別ルートも考慮して複数のアクセスルートを確保する。（「可搬型重大事故等対処設
備保管場所及びアクセスルート」参照）（57-6）

3.14-51

(7)

設計基準事故対処設備及び常設重大事故等防止設備との多様性（設置許可基準規則第43条第3項七）
(i)

要求事項
重大事故防止設備のうち可搬型のものは，共通要因によって，設計基準事故対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設重大事故防止設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

可搬型代替交流電源設備のうち，可搬型代替低圧電源車接続盤から緊急用Ｐ／Ｃ又はＰ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄに電源供給する系統及び可搬型設備用軽油タンクから可搬型代替低圧電源車まで燃料補給する系統は，共通要因によって，設計基準事故対処設備の安全機能と同時に機能が損なわれるおそれがないよう，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備と多様性及び位置的分散を図る設計とする。
多様性及び位置的分散は，第3.14.2.1.3-2表と同様である。
（57-2-2〜5,16,21,23,25,57-3-2〜4,57-8）

3.14-52

3.14.2.2
3.14.2.2.1

常設代替交流電源設備
設備概要

常設代替交流電源設備は，設計基準事故対処設備の交流電源が喪失（全交
流動力電源喪失）した場合，非常用所内電気設備又は代替所内電気設備に電源を給電することにより，重大事故等が発生した場合において炉心の著しい損傷，原子炉格納容器の破損，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷
及び運転停止中原子炉内燃料体の著しい損傷を防止することを目的として設置するものである。
常設代替交流電源設備は，ディーゼル機関及び発電機を搭載した「常設代替高圧電源装置」，常設代替高圧電源装置の燃料を保管する「軽油貯蔵タン
ク」，軽油貯蔵タンクから常設代替高圧電源装置に燃料を給油する「常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプ」で構成する。
本系統は，常設代替高圧電源装置の遠隔起動操作スイッチにより中央制御室から起動し，運転を行うものである。
本系統全体の系統図を，第3.14.2.2.1-1〜1-4図に，本系統に属する重大事
故等対処設備を，第3.14.2.2.1-1表に示す。
また，常設代替高圧電源装置の運転中は，軽油貯蔵タンクから常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプを用いて燃料を自動で給油することで，常設代替交流電源設備からの給電を継続する。
なお，常設代替高圧電源装置の起動に際しては，常設代替高圧電源装置の搭載燃料を用いて，ディーゼル機関及び発電機を起動し，その後は常設代替
高圧電源装置自身が発電した電力にて常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプを運転し，継続的に燃料給油を行える設計とする。
常設代替交流電源設備の設計基準事故対処設備に対する独立性，位置的分散については3.14.2.2.3項に詳細を示す。
3.14-53なお，緊急時対策所用発電機については，「3.18
可基準規則61条に対する方針を示す章）」で示す。

3.14-54

緊急時対策所（設置許第 3.14.2.2.1-1 図

常設代替交流電源設備系統図（常設代替高圧電源装置〜非常用所内電気設備）

3.14-55

第 3.14.2.2.1-2 図

常設代替交流電源設備系統図（常設代替高圧電源装置〜代替所内電気設備）

3.14-56

第 3.14.2.2.1-3 図

常設代替交流電源設備系統図（常設代替高圧電源装置燃料移送系）

3.14-57

第 3.14.2.2.1-4 図

常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプ電源系統図

3.14-58

第 3.14.2.2.1-1 表
設備区分
主要設備
附属設備
燃料源
燃料流路
燃料給油先
交流電路
直流電路

常設代替交流電源設備に関する重大事故等対処設備一覧

設備名
常設代替高圧電源装置【常設】軽油貯蔵タンク【常設】常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプ【常設】−軽油貯蔵タンク【常設】常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプ【常設】常設代替高圧電源装置用燃料移送系配管・弁【常設】常設代替高圧電源装置【常設】常設代替高圧電源装置〜Ｍ／Ｃ ２Ｃ系及び２Ｄ系【常設】常設代替高圧電源装置〜緊急用Ｍ／Ｃ系電路【常設】Ｄ／Ｇ〜Ｍ／Ｃ ２Ｃ系及び２Ｄ系（設計基準拡張）【常設】―3.14-59

3.14.2.2.2

主要設備の仕様

主要設備の仕様を以下に示す。
(1)

常設代替高圧電源装置
エンジン
個

数：5（予備1）

使用燃料：軽油
発電機個

数：5（予備1）

種

類：防滴保護，空気冷却自己自由通風型

容量：1,725kVA（1個あたり）

力

率：0.8

電

圧：6,600V

周 波 数：50Hz
設置場所：屋外（常設代替高圧電源装置置場）(2)

軽油貯蔵タンク
容

量：400kL/基個

数：2

設置場所：常設代替高圧電源装置置場南側（地下）3.14-60

(3)常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプ
種

類：スクリュー（遠心）型

個

数：1（予備1）

容量：6.4m ３ /h/台

揚

程：50m

設置場所：屋内（常設代替高圧電源装置置場）

3.14-613.14.2.2.3

独立性，位置的分散の確保

重大事故防止設備である常設代替交流電源設備は，地震，津波，火災，溢水により同時に故障することを防止するため，設計基準事故対処設備である
非常用交流電源設備と独立性を確保する設計とする。
常設代替交流電源設備の設計基準事故対処設備との独立性を，第3.14.2.2.3-1表に示す。
重大事故防止設備である常設代替交流電源設備は，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備と同時にその機能が損なわれることがないよう，
位置的分散を図った設計とする。
常設代替交流電源設備の設計基準事故対処設備との多様性及び位置的分散を，第3.14.2.2.3-2表に示す。
電源としては，常設代替高圧電源装置をＤ／Ｇから約100ｍ以上離れた屋外（常設代替高圧電源装置置場）に設置する設計とする。
電路については，常設代替交流電源設備から非常用Ｍ／Ｃに給電するのに対し，非常用交流電源設備からＭ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄに給電するため，独立した電路で系統構成し，共通要因によって同時に機能を損なわれない設計とする。
電源の多様性はＤ／Ｇの水冷式に対し，常設代替高圧電源装置は空冷式として多様性を確保する設計とする。
常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプは，非常用交流電源設備である燃料移送ポンプと異なる区画へ配置することにより，共通要因によって同時に機能を損なわないよう互いに位置的分散を図る設計とする。

3.14-62

第3.14.2.2.3-1表
項目

地震

津波
共通要
因故障
火災

溢水

設計基準事故対処設備との独立性

設計基準事故対処設備
重大事故防止設備
非常用交流電源設備
常設代替交流電源設備
設計基準事故対処設備の非常用交流電源設備は耐震Ｓクラス設計とし，重大事故防止設備である常設代替交流電
源設備は，基準地震動Ｓｓで機能維持できる設計とする
ことで，基準地震動Ｓｓが共通要因となり故障することのない設計とする。
設計基準事故対処設備の非常用交流電源設備は防潮堤及び浸水防護設備により，重大事故防止設備の常設代替交
流電源設備は，防潮堤及び浸水防護設備に加え，水密化された壁に囲まれた常設代替高圧電源装置置場に設置することで，津波が共通要因となり故障することのない設計とする。
設計基準事故対処設備の非常用交流電源設備と，重大事故防止設備である常設代替交流電源設備は，火災が共通要因となり同時に故障することのない設計とする（「共−7重大事故等対処設備の内部火災に対する防護方針について」に示す）。
設計基準事故対処設備の非常用交流電源設備と，重大事故防止設備である常設代替交流電源設備は，溢水が共通要因となり同時に故障することのない設計とする（「共−8 重大事故等対処設備の内部溢水に対する防護方針について」に示す）。

3.14-63

第3.14.2.2.3-2表

電源多様性及び位置的分散

設計基準事故対処設備
非常用交流電源設備
Ｄ／Ｇ ２ＣＤ／Ｇ ２Ｄ＜原子炉建屋附属棟地下１階＞
Ｄ／Ｇ ２Ｃ〜Ｍ／Ｃ ２Ｃ系電路
Ｄ／Ｇ ２Ｄ〜Ｍ／Ｃ ２Ｄ系電路

電路

電源給電先

電源の
冷却方式

燃料源

燃料流路

Ｍ／Ｃ ２Ｃ＜原子炉建屋附属棟地下２階＞
Ｍ／Ｃ ２Ｄ＜原子炉建屋附属棟地下１階＞

水冷式(非常用ディーゼル発電機海水冷却系)
軽油貯蔵タンク＜常設代替高圧電源装置置場南側（地下）＞
燃料デイタンク＜原子炉建屋附属棟地下１階＞

重大事故防止設備
常設代替交流電源設備
常設代替高圧電源装置＜屋外（常設代替高圧電源装置置場）＞
常設代替高圧電源装置〜Ｍ／Ｃ ２Ｃ
系電路
常設代替高圧電源装置〜Ｍ／Ｃ ２Ｄ
系電路
常設代替高圧電源装置〜緊急用Ｍ／Ｃ
系電路
Ｍ／Ｃ ２Ｃ＜原子炉建屋附属棟地下２階＞
Ｍ／Ｃ ２Ｄ＜原子炉建屋附属棟地下１階＞
緊急用Ｍ／Ｃ＜屋内（常設代替高圧電源装置置場）＞
空冷式

軽油貯蔵タンク＜常設代替高圧電源装置置場南側（地下）＞
常設代替高圧電源装置車載燃料＜屋外（常設代替高圧電源装置置場）＞
燃料移送ポンプ
常設代替高圧電源装置用燃料移送ポン＜屋内（常設代替高圧電源装置置場） プ＞＜屋内（常設代替高圧電源装置置場）＞

3.14-64

3.14.2.2.4(1)(i)

設置許可基準規則第 43 第 1 項への適合方針

環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第43条第1項一）要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。

3.14-65

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

a） 常設代替高圧電源装置
常設代替交流電源設備の常設代替高圧電源装置は，屋外（常設代替高圧電源装置置場）に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等時における，屋外（常設代替高圧電源装置置場）の環境条
件を考慮し，第3.14.2.2.4-1表に示す設計とする。
（57-2-24）

第3.14.2.2.4-1表
環境条件
温度，圧力，湿度，
放射線
屋外の天候による影響
海水を通水する系
統への影響
地震

風（台風），竜巻，
積雪，火山の影響
電磁的障害

想定する環境条件（常設代替高圧電源装置）対応
設置場所である屋外（常設代替高圧電源装置置場）で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
設置場所である屋外（常設代替高圧電源装置置場）で想定される降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対策及び凍結対策を行える設計とする。
海水を通水することはない。
設置場所である屋外（常設代替高圧電源装置置場）で想定される適切な地震荷重との組合せ考慮した上で，機器が損傷しないよう，地震の影響を考慮した設計とする。
（詳細は「2.1.2
耐震設計の基本方針」に示す）
設置場所である屋外(常設代替高圧電源装置置場)想定される風（台風）及び竜巻の風荷重，積雪，火山の影響による荷重を考慮し，機器が損傷しない設計とする。
重大事故等が発生した場合においても，電磁波による影響を考慮した設計とする。

3.14-66

b）

軽油貯蔵タンク
常設代替交流電源設備の軽油貯蔵タンクは，常設で常設代替高圧電源装置置場南側（地下）に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等時における，常設代替高圧電源装置置場南側（地下）の環境条件を考慮し，第3.14.2.2.4-2表に示す設計とする。
（57-2-7）
第3.14.2.2.4-2表想定する環境条件（軽油貯蔵タンク）

環境条件

対応
設置場所である常設代替高圧電源装置置場南側（地下）で想定
温度，圧力，湿度，
される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を放射線確認した機器を使用する。
屋外の天候による 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けな影響い。
海水を通水する系 海水を通水することはない。
統への影響
適切な地震荷重との組合せ考慮した上で，機器損傷等の影響を地震考慮した設計とする。（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）
風（台風），竜巻， 常設代替高圧電源装置置場南側（地下）に設置するため，風（台積雪，火山の影響 風）及び竜巻の風荷重，積雪，火山の影響を受けない。
重大事故等が発生した場合においても，電磁波による影響を考
電磁的障害慮した設計とする。

3.14-67

c）

常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプ
常設代替交流電源設備の常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプは，屋内（常設代替高圧電源装置置場）に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等時における，屋内（常設代替高圧電源装置置場）の環境条件を考慮し，第3.14.2.2.4-3表に示す設計とする。
（57-2-8）

第 3.14.2.2.4-3 表
プ）

想定する環境条件（常設代替高圧電源装置用燃料移送ポン

環境条件

対応
設置場所である屋内（常設代替高圧電源装置置場）で想定され温度，圧力，湿度，
る温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認
放射線した機器を使用する。
屋外の天候による 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けな影響い。
海水を通水する系 海水を通水することはない。
統への影響
適切な地震荷重との組合せ考慮した上で，機器損傷等の影響を地震考慮した設計とする。（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）
風（台風），竜巻， 屋内（常設代替高圧電源装置置場）に設置するため，風（台風）
積雪，火山の影響 及び竜巻の風荷重，積雪，火山の影響を受けない。
重大事故等が発生した場合においても，電磁波による影響を考
電磁的障害慮した設計とする。

3.14-68

(2)

操作性（設置許可基準規則第43条第1項二）

(i)

要求事項
想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるもの
であること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置及び，軽油貯蔵タ
ンク（軽油貯蔵タンク出口弁）の操作は，中央制御室で操作を行うこと
により確実な操作が可能な設計とする。
常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプは,常設代替高圧電源装置の燃料の残量に応じて自動で動作することから操作を必要としない。
操作対象機器の操作場所を，第 3.14.2.2.4-4〜5 表に示す。
（57-2-2,6〜8,14〜16,25,26,57-3-5〜8）

第3.14.2.2.4-4表

操作対象機器（軽油貯蔵タンク〜常設代替高圧電源装置流路）
機器名称
軽油貯蔵タンク出
口弁

第3.14.2.2.4-5表
機器名称
常設代替
高圧電源装置

状態の変化

操作場所

操作方法

弁閉→弁開

中央制御室

スイッチ操作

操作対象機器（常設代替高圧電源装置）
状態の変化

操作場所

操作方法

停止→運転

中央制御室

スイッチ操作3.14-69以下に，常設代替交流電源設備を構成する主要設備の操作性を示す。

a）

常設代替高圧電源装置
常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置は，中央制御室で手動遠隔操作することが可能であること，誤操作防止のために名称を明記することで操作者の操作，監視性を考慮すること，操作の際には十分な空間を確保することで確実な操作が可能な設計とする。
また，常設代替高圧電源装置は，自動で複数台の同期並列運転を可能とすることで確実に操作可能な設計とする。
（57-2-6）b）

軽油貯蔵タンク
常設代替交流電源設備である軽油貯蔵タンクから常設代替高圧電源

装置への系統構成には、軽油貯蔵タンク出口弁の操作が必要である。
（57-2-7）c）

常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプ
常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置用燃料移送ポン

プは，常設代替高圧電源装置の燃料の残量に応じて自動で動作することから操作を必要としない設計とする。
（57-2-8）

3.14-70

(3)(i)

試験及び検査（設置許可基準規則第43条第1項三）
要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。

3.14-71

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

a） 常設代替高圧電源装置
常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置は，第3.14.2.2.4-6表に示すように，原子炉運転中又は停止中に特性試験，分解点検が可能な設計とする。
常設代替高圧電源装置は，特性試験として，電源装置の目視点検，発電機電圧，電流及び周波数を中央制御室にて確認可能な設計とし，模擬負荷を常設代替交流電源設備へ接続することにより定格容量が出力できることの確認を行うとともに絶縁抵抗測定を行う。
また，分解点検として部品状態の確認が可能な設計とし，非破壊検査
や目視により性能に影響を及ぼす恐れのある傷，割れ等がないことの確認を行う。
（57-4-7〜9）

第3.14.2.2.4-6表
原子炉の状態

項目

運転中
又は
停止中

特性試験

分解点検

常設代替高圧電源装置の試験及び検査
内容
常設代替高圧電源装置の目視点検
模擬負荷による常設代替高圧電源装置の出力性能（発電機電圧，電流，周波数）の確認
常設代替高圧電源装置の絶縁抵抗の確認
常設代替高圧電源装置の部品の状態を，非破壊検査
及び目視により確認

3.14-72b） 軽油貯蔵タンク
常設代替交流電源設備である軽油貯蔵タンクは，第3.14.2.2.4-7表に示すように，原子炉停止中に漏えい試験が可能な設計とする。
軽油貯蔵タンクは，マンホール（上蓋）が開放可能であり内面の点検が可能な設計とする。具体的には漏えい試験として，点検時には軽油を抜取り目視により性能に影響を及ぼすおそれのある傷，割れ等がないことが確認可能な設計とする。
また，油面レベルの確認が可能な計器を設ける設計とする。
（57-4-10〜12）

第 3.14.2.2.4-7 表
原子炉の状態

項目

運転中
又は
停止中

漏えい試験

軽油貯蔵タンクの試験及び検査
内容
軽油貯蔵タンクの油面レベルの確認
軽油貯蔵タンク内面の状態を目視により確認
漏えいの有無を確認

3.14-73ｃ） 常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプ
常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプ
は，第3.14.2.2.4-8表に示すように，原子炉運転中又は停止中に機能・性能試験，分解点検が可能な設計とする。
機能・性能試験として，常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプの吐出圧力，系統（ポンプ廻り）の振動，異音，異臭及び漏えいの有無を確認する。
常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプの分解点検として，主要部品であるポンプケーシング等の部品状態の確認が可能な設計とし，非破壊検査や目視により性能に影響を及ぼす恐れのある傷，割れ等がないことの確認を行う。
（57-4-13,14）

第3.14.2.2.4-8表

常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプの試験及び検査

原子炉の状態

項目

運転中
又は
停止中

機能・性能試験
分解点検

内容
運転性能の確認
吐出圧力，系統（ポンプ廻り）の振動，異音，異臭及び漏えいの有無
ポンプ部品の表面状態を，非破壊検査及び目視により確認

3.14-74(4)切り替えの容易性（設置許可基準規則第43条第1項四）

(i)

要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設
備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

常設代替交流電源設備は，本来の用途以外の用途には使用しない。な
お，必要な常設代替交流電源設備の操作の対象機器は，(2)操作性の第3.14.2.2.4-4〜6表と同様である。

常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置から緊急用Ｍ／Ｃ
及びＭ／Ｃ
Ｃ

２Ｃ・２Ｄに電源供給する系統において，Ｄ／ＧからＭ／

２Ｃ・２Ｄに給電するための遮断器を操作し，常設代替高圧電源装置から緊急用Ｍ／Ｃを介しＭ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄに給電する遮断器の操作は，通常の電源切替操作と変わらないこと，かつ，中央制御室からの操作が可能であることから，速やかな切り替えが可能な設計とする。
これにより第3.14.2.2.4-1〜2図で示すタイムチャートのとおり速やかに切り替えが可能とする。
（57-3-5〜8）

3.14-75

第 3.14.2.2.4-1 図 常設代替高圧電源装置による非常用所内電気設備への給電タイムチャート ＊第 3.14.2.2.4-2 図
タイムチャート ＊常設代替高圧電源装置による代替所内電気設備への給電＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況について（個別手順）の 1.14（電源の確保に関する手順等）で示すタイムチャート

3.14-76

(5)悪影響の防止（設置許可基準規則第43条第1項五）

(i)

要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

常設代替交流電源設備は，通常時は，電源となる常設代替高圧電源装
置と緊急用Ｍ／Ｃの遮断器を開にすることで切り離し，また，常設代替
高圧装置側につながる軽油貯蔵タンク出口弁を通常時閉とすることで他設備と隔離する系統構成としており，非常用所内電気設備に対して悪影響を及ぼさない設計とする。
他設備との隔離箇所を，第3.14.2.2.4-9表に示す。
（57-3-5〜8,57-7-2,3,57-9）

第3.14.2.2.4-9表
取合設備
代替所内電気設備
非常用所内電気設備

他設備との隔離箇所

隔離箇所
緊急用Ｍ／Ｃ
軽油貯蔵タンク出口弁

3.14-77

駆動方式
遠隔手動操作
遠隔手動操作

動作
通常時開
通常時閉

(6)

設置場所（設置許可基準規則第43条第1項六）

(i)

要求事項
想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

3.14-78

常設代替交流電源設備の系統構成に必要な操作は，常設代替高圧電源
装置からＭ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄ及び緊急用Ｍ／Ｃを給電する系統及び軽油貯蔵タンクから常設代替高圧電源装置まで燃料移送する系統であり，中央制御室にて手動遠隔操作により系統構成すること，また，常設代替高圧電源装置も中央制御室にてスイッチ操作により起動させることから，操作場所の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能な設計とする。
系統構成に操作が必要な機器の設置場所及び操作場所を，第3.14.2.2.4-10表に示す。
（57-2-2,6〜8,14〜16,25,26,57-3-5〜8）

第 3.14.2.2.4-10 表

系統構成に操作が必要な機器の設置場所及び操作場所

機器名称
常設代替高圧電源装置
軽油貯蔵タンク
常設代替高圧電源装置用
燃料移送ポンプ
緊急用Ｍ／ＣＭ／Ｃ ２ＣＭ／Ｃ ２Ｄ
緊急用Ｐ／Ｃ

設置場所
屋外（常設代替高圧電源装置置場）
常設代替高圧電源装置置場南側（地下）

操作場所
中央制御室
中央制御室

屋内（常設代替高圧電源装置置場）

中央制御室

屋内（常設代替高圧電源装置置場）
原子炉建屋附属棟地下２階
原子炉建屋附属棟地下１階
原子炉建屋廃棄物処理棟１階

中央制御室
中央制御室
中央制御室
中央制御室

3.14-79

3.14.2.2.5(1)

設置許可基準規則第43条第2項への適合方針

容量

(i)

要求事項
想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.2a）容量等」に示す。

常設代替高圧電源装置
常設代替高圧電源装置は，必要となる最大負荷容量約5,049kW及び連続運転負荷容量約4,255kWに加え，十分に余裕のある最大容量6,900kW，
連続定格5,520kW（力率0.8において8,625kVA，連続定格6,900kW）を有する設計とする。
（57-5-9,10）b）

軽油貯蔵タンク
軽油貯蔵タンクは，重大事故等対策の有効性評価上，重大事故等対処

設備の燃料消費が最大となる事故シナリオ（高圧・低圧注水機能喪失，崩壊熱除去機能喪失，格納容器バイパス，想定事故1・2）において，その機能を発揮することを要求される重大事故等対処設備が7日間連続運
転する場合に必要となる燃料量約756kLに加え，十分に余裕のある容量
800kLを有する設計とする。
（57-5-3）

3.14-80c）

常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプ
常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプは，常設代替高圧電源装置5台分の運転に必要な容量2.1kL/hに加え，十分に余裕のある6.4m３ /h（6.4ｋL/h）を有する設計とする。
（57-5-12,13）

3.14-81(2)共用の禁止（設置許可基準規則第43条第2項二）

(i)

要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

敷地内に二以上の発電用原子炉施設はないことから，常設代替交流
電源設備は共用しない。

3.14-82

(3)設計基準対処設備との多様性（設置許可基準規則第43条第2項三）

(i)

要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

常設代替交流電源設備は，共通要因によって，設計基準事故対処設備の安全機能と同時に機能が損なわれるおそれがないよう，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備の各機器と，多様性，位置的分散を図る設計とする。
多様性，位置的分散を，第3.14.2.2.3-2表と同様である。
（57-2-2,6〜8,14〜16,25,26,57-3-5〜8）

3.14-83

3.14.2.3
3.14.2.3.1

所内常設直流電源設備
設備概要

所内常設直流電源設備は，設計基準事故対処設備の交流電源が喪失（全交
流動力電源喪失）した場合，所内常設直流設備に電源を給電することにより，重大事故等が発生した場合において炉心の著しい損傷，原子炉格納容器の破損，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷及び運転停止中原子炉内燃
料体の著しい損傷を防止することを目的として設置するものである。
所内常設直流電源設備は，全交流動力電源喪失時に所内常設直流設備に電源を給電する「125V

Ａ系蓄電池」，「125V

Ｂ系蓄電池」，「中性子モニ

タ用蓄電池Ａ」及び「中性子モニタ用蓄電池Ｂ」で構成する。
本系統全体の概要図を，第3.14.2.3.1-1〜2図に,本系統に属する重大事故等対処設備を，第3.14.2.3.1-1表に示す。
本系統は，全交流動力電源喪失直後に125V

Ａ系・Ｂ系蓄電池，中性子モ

ニタ用蓄電池Ａ・Ｂから設計基準事故対処設備（重大事故等対処設備を含む)に電源供給を行うものである。125V

Ａ系・Ｂ系蓄電池については，事象発

生１時間後に中央制御室内にて，８時間後に現場にて必要な負荷以外を切り離すことにより，残りの16時間の合計24時間にわたり，必要な負荷に電源を供給することが可能な設計とする。
なお，中性子モニタ用蓄電池Ａ・Ｂについては，負荷の切り離しを行わずに，必要な負荷に電源供給することが可能である。

3.14-84

第3.14.2.3.1-1図時間）(125V

所内常設直流電源設備系統図（全交流動力電源喪失直後〜8

Ａ系・Ｂ系蓄電池)

3.14-85

第3.14.2.3.1-2図所内常設直流電源設備系統図（全交流動力電源喪失8時間後〜24時間）(125V

Ａ系・Ｂ系蓄電池)

3.14-86

第3.14.2.3.1-1表

主要設備
附属設備
燃料流路
交流電路

直流電路

所内常設直流電源設備に関する重大事故等対処設備一覧

設備名
125V Ａ系蓄電池 【常設】125V Ｂ系蓄電池 【常設】中性子モニタ用蓄電池Ａ 【常設】中性子モニタ用蓄電池Ｂ 【常設】−−−125V Ａ系蓄電池〜直流125V主母線盤２Ａ電路 【常設】125V Ｂ系蓄電池〜直流125V主母線盤２Ｂ電路 【常設】中性子モニタ用蓄電池Ａ〜直流±24V中性子モニタ用分電盤２Ａ【常設】
中性子モニタ用蓄電池Ｂ〜直流±24V中性子モニタ用分電盤２Ｂ【常設】

3.14-87

3.14.2.3.2

主要設備の仕様

主要設備の仕様を以下に示す。
(1)

125V

Ａ系蓄電池

個

数:1組（116個）

電

圧:125V容

量:6,000Ah

設置場所:原子炉建屋附属棟中1階

(2)

125V

Ｂ系蓄電池

個

数:1組（116個）

電

圧:125V容

量:6,000Ah

設置場所:原子炉建屋附属棟1階(3)

中性子モニタ用蓄電池Ａ個

数:1組（24個）

電

圧:±24V容

量:150Ah

設置場所:原子炉建屋附属棟1階(4)

中性子モニタ用蓄電池Ｂ個

数:1組（24個）

電

圧:±24V容

量:150Ah

設置場所:原子炉建屋附属棟1階
3.14-88

3.14.2.3.3

独立性及び位置的分散の確保

所内常設直流電源設備については，設計基準事故対処設備として使用する
場合と同様の系統構成で重大事故等においても使用するため，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響の防止等について」に示す。
重大事故防止設備である所内常設直流電源設備は，設計基準事故対処設備と兼用であるため位置的分散は不要であるが所内常設直流電源設備の125V
Ａ系・Ｂ系蓄電池及び中性子モニタ用蓄電池Ａ・Ｂがそれぞれ異なる区画に配置することにより，共通要因で機能を失うことなく，少なくとも一系統共通要因によって，設計基準事故対処設備の安全機能と同時に機能が損なわれるおそれがないよう，設計基準事故対処設備である非常用電源設備（125V

Ａ

系・Ｂ系蓄電池，中性子モニタ用蓄電池Ａ・Ｂ）の各機器と位置的分散及び区画された部屋にそれぞれ配置することにより物理的分離を図る設計とする。
設計基準事故対処設備との独立性を，第3.14.2.3.3-1表に示す。
（57-2-9,10,57-3-9〜11）

3.14-89

第3.14.2.3.3-1表
項目

地震

津波
共通要
因故障
火災

溢水

3.14.2.3.4(1)(i)

設計基準事故対処設備との独立性

設計基準事故対処設備
重大事故防止設備
非常用直流電源設備
所内常設直流電源設備
設計基準事故対処設備の非常用直流電源設備を兼ねる重大事故防止設備の所内常設直流電源設備は,基準地震動
Ｓｓで機能維持できる設計とすることで，基準地震動Ｓｓが共通要因となり故障することのない設計とする。
設計基準事故対処設備の非常用直流電源設備を兼ねる重大事故防止設備である所内常設直流電源設備は，防潮堤及び浸水防護設備に加え,水密化された原子炉建屋附属棟に設置することで,津波が共通要因となり故障することのない設計とする。
設計基準事故対処設備の非常用直流電源設備を兼ねる重大事故防止設備である所内常設直流電源設備は，火災が共通要因となり同時に故障することのない設計とする（「共−7 重大事故等対処設備の内部火災に対する防護方
針について」に示す）。
設計基準事故対処設備の非常用直流電源設備を兼ねる重大事故防止設備である所内常設直流電源設備は，溢水が共通要因となり同時に故障することのない設計とする（「共−8 重大事故等対処設備の内部溢水に対する防護方
針について」に示す）。

設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針

環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第43条第1項一）要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。

3.14-90

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3

a）

125V

環境条件等」に示す。

蓄電池

所内常設直流電源設備の125V

Ａ系・Ｂ系蓄電池は，原子炉建屋附属棟（Ａ系は中1階，Ｂ系は1階）に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等時における，原子炉建屋附属棟（Ａ系
は中1階，Ｂ系は1階）の環境条件を考慮し，第3.14.2.3.4-1表に示す
設計とする。
（57-2-9）

第3.14.2.3.4-1表

環境条件及び荷重条件（125V

環境条件

Ａ系・Ｂ系蓄電池）対応
設置場所である原子炉建屋附属棟（Ａ系は中1階，Ｂ系は1階）
温度，圧力，湿度，で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる
放射線
性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けな影響い。
海水を通水する系 海水を通水することはない。
統への影響
適切な地震荷重との組合せ考慮した上で，機器の損傷等の影響
地震を考慮した設計とする。（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方
針」に示す）
風（台風），竜巻， 原子炉建屋附属棟（Ａ系は中１階，Ｂ系は１階）に設置するた
積雪，火山の影響 め，風（台風），竜巻，積雪及び火山の影響を受けない。
重大事故等が発生した場合においても，電磁波による影響を考
電磁的障害慮した設計とする。

3.14-91b）

中性子モニタ用蓄電池
所内常設直流電源設備の中性子モニタ用蓄電池Ａ・Ｂは，原子炉建

屋附属棟1階に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等時における，原子炉建屋附属棟1階の環境条件を考慮し，第3.14.2.3.4-2表に示す設計とする。
(57-2-9)
第3.14.2.3.4-2表

環境条件及び荷重条件（中性子モニタ用蓄電池Ａ・Ｂ）

環境条件

対応
設置場所である原子炉建屋附属棟1階で想定される温度，圧力，
温度，圧力，湿度，
湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使放射線用する。
屋外の天候による 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けな影響い。
海水を通水する系 海水を通水することはない。
統への影響
適切な地震荷重との組合せ考慮した上で，機器の損傷等の影響
地震を考慮した設計とする。（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方
針」に示す）
風（台風），竜巻， 原子炉建屋附属棟1階に設置するため，風（台風），竜巻，積積雪，火山の影響 雪及び火山の影響を受けない。
重大事故等が発生した場合においても，電磁波による影響を考
電磁的障害慮した設計とする。

3.14-92

(2)

操作性（設置許可基準規則第43条第1項二）

(i)

要求事項
想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるもの
であること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

所内常設直流電源設備のうち125V

Ａ系・Ｂ系蓄電池については，

全交流動力電源喪失から24時間経過するまでの期間について，1時間後
及び8時間経過後に，必要な負荷以外の切り離しを行う。その際には，配線用遮断器を直接手動にて操作可能とし，感電防止のため充電部が露出しないようにすることで確実な操作が可能な設計とする。
中性子モニタ用蓄電池Ａ・Ｂについては，24時間経過するまでの期間について，操作を要しない。
（57-2-9,10,57-3-9〜11）

3.14-93以下に，所内常設直流電源設備を構成する主要設備の操作性を示す。

ａ）

125V

Ａ系・Ｂ系蓄電池

全交流動力電源喪失直後から24時間経過するまでの期間について，
交流電源が喪失した場合，自動で125V

Ａ系・Ｂ系蓄電池より給電されるため切り替え操作不要である。

ｂ）

中性子モニタ用蓄電池Ａ・Ｂ
全交流動力電源喪失直後から24時間経過するまでの期間について，

交流電源が喪失した場合，自動で中性子モニタ用蓄電池Ａ・Ｂより給電されるため切り替え操作不要である。

3.14-94

(3)

試験及び検査（設置許可基準規則第43条第1項三）

(i)

要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」

に示す。

a）

125V

蓄電池

所内常設直流電源設備である125V

Ａ系・Ｂ系蓄電池は，第3.14.2.3.4-3表に示すように，原子炉停止中に特性試験が可能な設計とする。

具体的には特性試験として総電圧の確認が可能な計器を設けた設計とする。また，蓄電池単体については，電圧の確認が可能な構造とする。
（57-4-15）

第3.14.2.3.4-3表
原子炉の状態
停止中

項目
特性試験

125V

Ａ系・Ｂ系蓄電池の試験及び検査
内容
蓄電池の単体及び総電圧の確認

3.14-95b）

中性子モニタ用蓄電池
所内常設直流電源設備である中性子モニタ用蓄電池Ａ・Ｂは，第3.14.2.3.4-4表に示すように原子炉停止中に特性試験が可能な設計とする。
具体的には特性試験として総電圧の確認が可能な計器を設けた設計とする。また，蓄電池単体については，電圧の確認が可能な構造とする。
（57-4-16）

第3.14.2.3.4-4表
原子炉の状態
停止中

中性子モニタ用蓄電池Ａ・Ｂの試験及び検査

項目
特性試験

内容
蓄電池の単体及び総電圧の確認

3.14-96(4)切り替えの容易性（設置許可基準規則第43条第1項四）

(i)

要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設
備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

代替所内電気設備は，本来の用途以外の用途には使用しない。
所内常設直流電設備である125V

Ａ系・Ｂ系蓄電池及び中性子モニ

タ用蓄電池Ａ・Ｂは通常時において本来の用途である設計基準事故対
処設備への電源供給をしている。125V

Ａ系・Ｂ系蓄電池及び中性子モニタ用蓄電池Ａ・Ｂを重大事故対処設備として電源供給する場合，
通常の系統構成を変える必要がないため，切り替え操作は不要である。
（57-3-9〜11）

3.14-97(5)悪影響の防止（設置許可基準規則第43条第1項五）

(i)

要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

所内常設直流電源設備は，通常時は，125V
モニタ用蓄電池Ａと125V

Ａ系蓄電池及び中性子

Ｂ系蓄電池及び中性子モニタ用蓄電池Ｂと緊急用直流125V蓄電池の各々の設備が，配線用遮断器で隔離すること，それぞれ異なる区画に設置することにより，他の設備に影響を与えない設計とする。
（57-3-9〜11,57-7-4,57-10）

3.14-98

(6)

設置場所（設置許可基準規則第43条第1項六）

(i)

要求事項
想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

所内常設直流電設備のうち125V

Ａ系・Ｂ系蓄電池及び中性子モニタ蓄電池Ａ・Ｂは通常時において本来の用途である設計基準事故対処
設備への電源供給をしており，重大事故対処設備として電源供給する
場合，系統構成を変える必要がないため，操作を要しない設計であることから措置は不要である。
（57-2-9,10,27）

3.14-99

3.14.2.3.5(1)

設置許可基準規則第43条第2項への適合方針

容量（設置許可基準規則第43条第2項一）

(i)

要求事項
想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.2a)容量等」に示す。

125V

蓄電池

125V

Ａ系・Ｂ系蓄電池は，重大事故等対処時に1時間後に中央制御室内にて，また8時間後に現場にて，遮断器等の操作により必要な負荷以外を切り離して残り16時間の合計24時間にわたり必要な設備へ直流電源を供給する。そのために必要な容量について，125V

Ａ系蓄電池は必要容量5,314Ahに加え，十分に余裕のある6,000Ah，125V

Ｂ系蓄電池は必要容量5,140Ahに加え，十分に余裕のある6,000Ah有する設計とする。

b）

中性子モニタ用蓄電池
中性子モニタ用蓄電池Ａ・Ｂについては，重大事故等対処時に負荷切り離しを行わず必要な設備へ直流電源を供給する。そのために必要な容量について，中性子モニタ用蓄電池Ａ・Ｂは必要容量133Ahに加え，十分に余裕のある150Ah有する設計とする。
（57-5-14,15,16,17）

3.14-100(2)共用の禁止（設置許可可搬型代替交流電源設備基準規則第43条第2項二）

(i)

要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

敷地内に二以上の発電用原子炉施設はないことから，所内常設直流
電源設備は共用しない。

3.14-101

(3)設計基準事故対象設備との多様性（設置許可基準規則第43条第2項三）

(i)

要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

所内常設直流電源設備は，共通要因によって，設計基準事故対処設備の安全機能と同時に機能が損なわれるおそれがないよう，設計基準事故対処設備である非常用直流電源設備の各機器と，位置的分散，及び区画された部屋にそれぞれ配置することにより物理的分離を図る設計とする。
位置的分散を，第3.14.2.3.5-1表に示す。
（57-2-9,10,27,57-3-9〜11）

3.14-102

第3.14.2.3.5-1表

電源

電路

多様性,位置的分散

設計基準事故対処設備
非常用直流電源設備
125V Ａ系蓄電池＜原子炉建屋附属棟中１階＞
125V Ｂ系蓄電池
中性子用モニタ蓄電池Ａ系
中性子用モニタ蓄電池Ｂ系＜原子炉建屋附属棟１階＞
125V Ａ系蓄電池〜直流125V主母線
盤２Ａ
125V Ｂ系蓄電池〜直流125V主母線
盤２Ｂ

3.14-103

重大事故防止設備
常設代替直流電源設備
緊急用直流125V蓄電池＜常設代替高圧電源装置置場＞

緊急用直流125V蓄電池〜緊急用直流
125V主母線盤

3.14.2.4

可搬型代替直流電源設備

3.14.2.4.1

設備概要

可搬型代替直流電源設備は，設計基準事故対処設備の交流電源及び直流電源が喪失した場合，非常用所内電気設備又は代替所内電気設備に電源を給電することにより，重大事故等が発生した場合において炉心の著しい損傷，原
子炉格納容器の破損，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷及び運転
停止中原子炉内燃料体の著しい損傷を防止することを目的として設置するものである。
可搬型代替直流電源設備の電源系統は，ディーゼル機関及び発電機を搭載した「可搬型代替低圧電源車」，可搬型代替交流電源設備から受電した交流
電源を直流電源に変換する「可搬型整流器」，燃料を保管する「可搬型設備
用軽油タンク」及び可搬型設備用軽油タンクから可搬型代替低圧電源車へ燃料を給油する「タンクローリ」で構成する。
本系統は，可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器を「可搬型代替低圧電
源車接続盤」（可搬型代替低圧電源車接続盤（西側）又は可搬型代替低圧電
源車接続盤（東側））に接続し，緊急用Ｐ／Ｃ及びＰ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄの系

統構成を行った後，可搬型代替低圧電源車の操作スイッチにより起動し，給電を行うものである。
また，可搬型代替低圧電源車による給電中は，可搬型設備用軽油タンクからタンクローリへ燃料を補給し，タンクローリを可搬型代替低圧電源車の設
置場所まで移動し可搬型代替低圧電源車に給油することで事象発生後7日間にわたり可搬型代替低圧電源車による給電を継続できる設計とする。
本系統全体の系統図を，第3.14.2.4.1-1〜2図に，本系統に属する重大事
故等対処設備を，第3.14.2.4.1-1表に示す。

3.14-104

3.14-105

第 3.14.2.4.1-1 図

可搬型代替直流電源設備系統図（可搬型代替低圧電源車〜

直流 125V 主母線盤 2Ａ及び 2Ｂ電路）

3.14-106

第 3.14.2.4.1-2 図

可搬型代替直流電源設備系統図（可搬型代替低圧電源車〜

緊急用直流 125V 主母線盤電路）
3.14-107

第3.14.2.4.1-1表
設備区分
主要設備
附属設備
燃料源
燃料流路
燃料供給先

交流電路

直流電路

可搬型代替直流電源設備に関する重大事故等対処設備一覧
設備名
可搬型代替低圧電源車 【可搬】
可搬型整流器 【可搬】
可搬型設備用軽油タンク 【常設】タンクローリ 【可搬】−
可搬型設備用軽油タンク 【常設】
可搬型設備用軽油タンク（マンホール（上蓋）） 【常設】タンクローリ 【可搬】
可搬型代替低圧電源車 【可搬】
可搬型代替低圧電源車〜可搬型代替低圧電源車接続盤（西側）又は可搬型代替低圧電源車接続盤（東側）電路 【可搬】
可搬型代替低圧電源車接続盤（西側）又は可搬型代替低圧電源車
接続盤（東側）〜可搬型整流器用変圧器電路 【常設】
可搬型整流器用変圧器〜可搬型代替低圧電源車接続盤（西側）又は可搬型代替低圧電源車接続盤（東側）電路 【常設】
可搬型整流器〜緊急用直流125V主母線盤電路 【常設】3.14-108

3.14.2.4.2

主要設備の仕様

主要設備の仕様を以下に示す。
(1)

可搬型代替低圧電源車
3.14.2.1.2(2)可搬型設備用軽油タンク
3.14.2.1.2

(3)

参照

タンクローリ3.14.2.1.2

(4)

参照

参照

可搬型整流器個

数：8(予備1）出

力：15kW/台

保管場所：西側保管場所及び南側保管場所
設置場所：原子炉建屋西側可搬型代替低圧電源車設置エリア又は原子炉建屋東側可搬型代替低圧電源車設置エリア

3.14-109

3.14.2.4.3

独立性及び位置的分散の確保

重大事故防止設備である可搬型代替直流電源設備は，地震，津波，火災及び溢水により同時に機能が損なわれるおそれがないよう，設計基準事故対処設備である非常用直流電源設備の各機器と独立性，位置的分散を図る設計とする。
可搬型代替直流電源設備の設計基準事故対処設備との独立性を，第3.14.2.4.3-1表に，多様性及び位置的分散を，第3.14.2.4.3-2表に示す。
可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器は，Ｄ／Ｇから約280m以上離れた
西側保管場所及び南側保管場所に保管し，原子炉建屋西側可搬型代替低圧電
源車設置エリア又は原子炉建屋東側可搬型代替低圧電源車設置エリアに配置する設計とする。
設計基準事故対処設備である非常用直流電源設備と同時にその機能が損なわれることがないよう，位置的分散を図った設計とする。
電源となる可搬型代替低圧電源車については，「3.14.2.1

可搬型代替交流電源設備」にて記述する。
電路については，可搬型代替低圧電源車から可搬型整流器を介して直流
125V主母線盤２Ａ及び直流125V主母線盤２Ｂに給電するのに対し，非常用直流電源設備から直流125V主母線盤２Ａ及び直流125V主母線盤２Ｂに給電するため，独立した電路で系統構成し，共通要因によって同時に機能を損なわれないよう独立した設計とする。
（57-2-2,3,11,17,18,21,22,27,57-3-12,13,57-8）

3.14-110

第 3.14.2.4.3-1 表
項目

地震

津波
共通要
因故障
火災

溢水

設計基準事故対処設備との独立性

設計基準事故対処設備
重大事故防止設備
非常用直流電源設備
可搬型代替直流電源設備
設計基準事故対処設備である非常用直流電源設備は耐震
Ｓクラス設計とし，重大事故防止設備である可搬型代替
直流電源設備は基準地震動Ｓｓで機能維持できる設計とすることで，基準地震動Ｓｓが共通要因となり故障する
ことのない設計とする。
設計基準事故対処設備である非常用直流電源設備は，防潮堤及び浸水防護設備により，重大事故防止設備の可搬型代替直流電源設備は，防潮堤及び高台の可搬型設備保管場所への配備により，津波が共通要因となって故障することのない設計とする。
設計基準事故対処設備である非常用直流電源設備と，重大事故防止設備である可搬型代替直流電源設備は，火災が共通要因となり同時に故障することのない設計とする。（「共−７ 重大事故等対処設備の内部火災に対する防護方針について」に示す。）
設計基準事故対処設備である非常用直流電源設備と，重大事故防止設備である可搬型代替直流電源設備は，溢水が共通要因となり同時に故障することのない設計とする。（「共−８ 重大事故等対処設備の内部溢水に対する防護方針について」に示す。）

3.14-111

第 3.14.2.4.3-2 表

直流
設備

電源

電路

電源
給電先
電源の冷却
方式

燃料源

燃料
流路

多様性及び位置的分散

設計基準事故対処設備（重大事故防止設備）
非常用直流電源設備（所内常設直流電源設備）
125V Ａ系蓄電池＜原子炉建屋附属棟中１階＞
125V Ｂ系蓄電池＜原子炉建屋附属棟１階＞
Ｄ／Ｇ ２ＣＤ／Ｇ ２Ｄ＜原子炉建屋附属棟地下１階＞
Ｄ／Ｇ ２Ｃ〜Ｐ／Ｃ ２Ｃ系電路
Ｄ／Ｇ ２Ｄ〜Ｐ／Ｃ ２Ｄ系電路
Ｐ／Ｃ ２Ｃ系〜直流125Ｖ充電器Ａ
電路
Ｐ／Ｃ ２Ｄ系〜直流125Ｖ充電器Ｂ
電路
直流125V主母線盤２Ａ直流125V主母
線盤２Ｂ
水冷式（非常用ディーゼル発電機海水冷却系）
軽油貯蔵タンク＜常設代替高圧電源装置置場南側（地下）＞
燃料デイタンク＜原子炉建屋附属棟地下１階＞

重大事故防止設備
可搬型代替直流電源設備
可搬型整流器＜原子炉建屋西側可搬型代替低圧電
源車設置エリア又は原子炉建屋東側
可搬型代替低圧電源車設置エリア＞
可搬型代替低圧電源車＜原子炉建屋西側可搬型代替低圧電
源車設置エリア又は原子炉建屋東側
可搬型代替低圧電源車設置エリア＞
可搬型代替低圧電源車〜可搬型整流
器電路
可搬型整流器電路〜緊急用直流125V
主母線電路

緊急用直流125V主母線盤
空冷式

可搬型設備用軽油タンク＜西側保管場所及び南側保管場所＞（車載燃料）＜原子炉建屋西側可搬型代替低圧電
源車設置エリア又は原子炉建屋東側
可搬型代替低圧電源車設置エリア＞
燃料移送ポンプ
タンクローリ＜屋内（常設代替高圧電源装置置場） ＜原子炉建屋西側可搬型代替低圧電＞
源車設置エリア又は原子炉建屋東側
可搬型代替低圧電源車設置エリア＞

3.14-112

3.14.2.4.4(1)

設置許可基準規則第43条第1項への適合方針

環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第43条第1項一）

(i)

要求事項
想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

a） 可搬型代替低圧電源車
3.14.2.1.4

参照b） 可搬型設備用軽油タンク
3.14.2.1.4

参照c） タンクローリ
3.14.2.1.4

参照

3.14-113

d）

可搬型整流器
可搬型代替直流電源設備の可搬型整流器は，可搬型で屋外に設置及び保管する設備であることから，その機能を期待される重大事故等時における，屋外の環境条件を考慮し，第 3.14.2.4.4-1 表に示す設計とする。

第3.14.2.4.4-1表

想定する環境条件（可搬型整流器）

環境条件

対応
保管場所である西側保管場所及び南側保管場所，設置場所である原子炉建屋西側可搬型代替低圧電源車設置エリア又は原子
温度，圧力，湿度，
炉建屋東側可搬型代替低圧電源車設置エリアで想定される温放射線度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した
機器を使用する。
保管場所である西側保管場所及び南側保管場所，設置場所である原子炉建屋西側可搬型代替低圧電源車設置エリア又は原子
屋外の天候による
炉建屋東側可搬型代替低圧電源車設置エリアで降水及び凍結影響により機能を損なうことのないよう防水対策及び凍結対策を行える設計とする。
海水を通水する系 海水を通水することはない。
統への影響保管場所である西側保管場所及び南側保管場所，設置場所である原子炉建屋西側可搬型代替低圧電源車設置エリア又は原子地震
炉建屋東側可搬型代替低圧電源車設置エリアで想定される適切な地震荷重との組合せを考慮した上で,機器が損傷しないことを確認する。
保管場所である西側保管場所及び南側保管場所，設置場所である原子炉建屋西側可搬型代替低圧電源車設置エリア又は原子
風（台風），竜巻，
炉建屋東側可搬型代替低圧電源車設置エリアで想定される風
積雪，火山の影響（台風）及び竜巻の風荷重,積雪,火山の影響による荷重を考慮し,機能を有効に発揮できることを確認する。
重大事故等が発生した場合においても，電磁波による影響を考
電磁的障害慮した設計とする。

3.14-114

(2)

操作性（設置許可基準規則第43条第1項二）

(i)

要求事項
想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるもの
であること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

可搬型代替低圧電源車は，可搬型代替低圧電源車に設置されている
現場操作盤でスイッチ操作が可能なため，確実な操作ができる設計とする。
可搬型設備用軽油タンクのマンホール（上蓋）は，現場で人力にて開閉操作が可能な設計とし，確実な操作ができる設計とする。
タンクローリは，タンクローリに設置されている現場操作盤でのスイッチ操作及び燃料補給時に使用する弁の操作ハンドルにて操作が可能なため，確実な操作ができる設計とする。
可搬型整流器は，可搬型整流器に設置されている操作スイッチにて操作が可能なため，確実な操作ができる設計とする。
操作対象機器の操作場所を，第3.14.2.4.4-3〜4表に示す。
（57-2-2〜5,11,17,18,21,22,27 57-3-4,12,13,57-8）

3.14-115

第3.14.2.4.4-3表

操作対象機器（可搬型設備用軽油タンク〜可搬型代替低圧

電源車流路）
機器名称
可搬型設備用軽油タンク
マンホール（上蓋）
車載ポンプ
（補給時）
車載ポンプ
（給油時）

第3.14.2.4.4-4表

状態の変化
上蓋閉→上蓋開
停止→運転

停止→運転

操作場所
西側保管場所及び南側
保管場所
西側保管場所及び南側
保管場所
原子炉建屋西側可搬型
代替低圧電源車設置エリア又は原子炉建屋東側可搬型代替低圧電源車設置エリア

操作方法
手動操作
スイッチ操作

スイッチ操作

操作対象機器（可搬型代替低圧電源車〜可搬型代替直流電

源設備用電源切替盤）
機器名称

状態の変化

可搬型代替低圧電源車

停止→運転

切→入
可搬型整流器
切→入操作場所
原子炉建屋西側可搬型代替低圧電源車設置エリア又は東側可搬型代替低圧電源車設置エリア
原子炉建屋西側可搬型代替低圧電源車設置エリア又は東側可搬型代替低圧電源車設置エリ
ア

3.14-116

操作方法

スイッチ操作

コネクタ接続操作

スイッチ操作以下に，可搬型代替直流電源設備を構成する主要設備の操作性を示す。

a）

可搬型代替低圧電源車
3.14.2.1.4b）

可搬型設備用軽油タンク
3.14.2.1.4

c）参照

タンクローリ3.14.2.1.4

d）

参照

参照

可搬型整流器
可搬型代替直流電源設備の可搬型整流器は，原子炉建屋西側可
搬型代替低圧電源車設置エリア又は原子炉建屋東側可搬型代替低圧電源車設置エリア付近に設置している接続口近傍まで運搬可能な設計とするとともに，設置場所でラックにて固定可能な設計とする。
可搬型整流器の操作パネルは，誤操作防止のために名称を明記することで操作者の操作，監視性を考慮しており，かつ十分な操
作空間を確保し，容易，かつ確実に操作可能とする。
また，可搬型整流器は複数台並列運転が可能な設計とする。

3.14-117

(3)

試験及び検査（設置許可基準規則第43条第1項三）

(i)

要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」

に示す。

a）

可搬型代替低圧電源車
3.14.2.1.4b）

可搬型設備用軽油タンク
3.14.2.1.4

c）

参照

参照

タンクローリ3.14.2.1.4

参照

3.14-118

d）

可搬型整流器
可搬型代替直流電源設備である可搬型整流器は，第3.14.2.4.4-5表に示すように，原子炉運転中又は停止中に特性試験が可能な設計とする。
可搬型整流器は，特性試験として，可搬型整流器に目視により性能に影響を及ぼすおそれのある異常がないこと，電気回路の絶縁抵抗に異常がないこと，出力特性に異常がないことを確認する。

第3.14.2.4.4-5表
原子炉の状態
運転中
又は停止中

可搬型整流器の試験及び検査

項目
特性試験

内容
可搬型整流器の目視点検
可搬型整流器の絶縁抵抗，出力特性の確認

3.14-119(4)(i)

切り替えの容易性（設置許可基準規則第43条第1項四）
要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設
備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。

3.14-120

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

可搬型代替直流電源設備は，本来の用途以外の用途には使用しない。
なお，必要な可搬型代替直流電源設備の操作の対象機器は，第3.14.2.4.4-3〜4表と同様である。
可搬型代替直流電源設備のうち，可搬型代替低圧電源車から可搬型
整流器を通し直流負荷へ給電する系統において，非常用直流電源設備
から可搬型代替直流電源設備へ切り替えるために必要な電源系統の操作は，非常用交流電源設備の隔離は，可搬型代替直流電源設備の接続として遮断器を設けることにより速やかな切り替えが可能な設計とする。
可搬型設備用軽油タンクから可搬型代替低圧電源車へ燃料給油する
系統において，可搬型設備用軽油タンクは，西側保管場所に4基及び南側保管場所に4基を設け，このうちいずれかの可搬型設備用軽油タンク
1基を予備とすることで計8基設置されており，一つのタンクが空になった場合は，他のタンクからタンクローリへの補給を行うこととし，その際の操作がマンホール（上蓋）の開閉操作のため，他のタンクへの速やかな切り替えが可能な設計とする。
（57-3-12,13）

これにより第3.14.2.4.4-1〜4図で示すタイムチャートのとおり速やかに切り替えが可能とする。

3.14-121

第3.14.2.4.4-1図

可搬型設備用軽油タンクからタンクローリへの補給

タイ

ムチャート ＊

第3.14.2.4.4-2図第3.14.2.4.4-3図

タンクローリから各機器への給油

タイムチャート ＊可搬型代替直流電源設備による非常用所内電気設備への給電 タイムチャート ＊第3.14.2.4.4-4図

可搬型代替直流電源設備による代替所内電気設備への給電

タイムチャート ＊3.14-122＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況について（個別手順）の 1.14（電源の確保に関する手順等）で示すタイムチャート

3.14-123(5)悪影響の防止（設置許可基準規則第43条第1項五）

(i)

要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

可搬型代替直流電源設備は，通常時は電源となる可搬型代替低圧電
源車及び可搬型整流器を，緊急用Ｐ／Ｃ及びＰ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄ並びに非常用直流電源設備の配線用遮断器にて切り離し，他設備と隔離す
る系統構成としており，非常用直流電源設備に対して悪影響を及ぼさない設計とする。
他設備との隔離箇所を，第3.14.2.4.4-7表に示す。
（57-3-4,12,13,57-7,57-9,57-10）

第3.14.2.4.4-7表
取合設備
非常用所内電気設備
非常用所内電気設備

他設備との隔離箇所

隔離箇所
Ｐ／Ｃ ２Ｃ・２Ｄ
及び緊急用Ｐ／Ｃ
非常用直流 125Ｖ配線用遮断器

3.14-124

駆動方式

動作

手動

通常時開

手動

通常時開

(6)
(i)

設置場所（設置許可基準規則第43条第1項六）要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。

3.14-125

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

可搬型代替直流電源設備のうち，可搬型代替低圧電源車から可搬型整流器を経由して非常用直流電源設備を給電する系統及び可搬型設備用軽油タンクから可搬型代替低圧電源車へ燃料給油する系統は，フィルター
ベント使用時等には使用しないため系統構成に操作が必要な機器の設置場所及び操作場所の放射線量が高くなるおそれが少ないため，設置場所で操作可能な設計とする。
系統構成に操作が必要な機器の設置場所及び操作場所を，第3.14.2.4.4-8表に示す。
（57-2-2〜5,11,17,18,21,22,27,57-3-4,12,13,57-8）

第3.14.2.4.4-8表
機器名称
可搬型代替
低圧電源車
可搬型設備用
軽油タンク
可搬型整流器

タンクローリ

系統構成に操作が必要な機器の設置場所及び操作場所

設置場所
原子炉建屋西側可搬型代替低圧電源車設置エリア又は原子炉建屋東側可
搬型代替低圧電源車設置エリア

操作場所
原子炉建屋西側可搬型代替低圧電源車設置エリア又は原子炉建屋東側可
搬型代替低圧電源車設置エリア

西側保管場所及び南側保管場所

西側保管場所及び南側保管場所

原子炉建屋西側可搬型代替低圧電源車設置エリア又は原子炉建屋東側可
搬型代替低圧電源車設置エリア
西側保管場及び南側保管場所
原子炉建屋西側可搬型代替低圧電源車設置エリア又は原子炉建屋東側可
搬型代替低圧電源車設置エリア

原子炉建屋西側可搬型代替低圧電源車設置エリア又は原子炉建屋東側可
搬型代替低圧電源車設置エリア
西側保管場所及び南側保管場所
原子炉建屋西側可搬型代替低圧電源車設置エリア又は原子炉建屋東側可
搬型代替低圧電源車設置エリア

3.14-126

3.14.2.4.5(1)

設置許可基準規則第43条第2項への適合方針

容量（設置許可基準規則第43条第2項一）

(i)

要求事項
想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.2b）

可搬型設備用軽油タンク
3.14.2.1.5(2)容量等」に示す。

参照

共用の禁止（設置許可基準規則第43条第2項二）

(i)

要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

敷地内に二以上の発電用原子炉施設はないことから，可搬型代替直流電源設備は共用しない。

3.14-127

(3)設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第43条第2項三）

(i)

要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

可搬型代替直流電源設備のうち，可搬型代替低圧電源車は設計基準事
故対処設備であるＤ／Ｇと切り離された状態にあることで多様性を有する。また，可搬型代替直流電源設備のうち，可搬型代替低圧電源車から
直流125V主母線盤２Ａ・２Ｂ，緊急用直流125V主母線盤及び緊急用電源
切替盤までの電路は，代替所内電気設備を経由する。多様性，位置的分散を，第3.14.2.4.3-2表に示す。

3.14-1283.14.2.4.6(1)

設置許可基準規則第43条第3項への適合方針

容量（設置許可基準規則第43条第3項一）

(i)

要求事項
想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.2a）

可搬型代替低圧電源車
3.14.2.1.6

c）参照

タンクローリ3.14.2.1.6d）

容量等」に示す。

参照

可搬型整流器
可搬型整流器から非常用所内電気設備又は代替所内電気設備を受電する場合は，必要となる最大負荷が約49kWに加え，十分に余裕のある
60kW（可搬型整流器15 kW×4台/1セット）設ける設計とする。なお，原子炉建屋外から電力を供給する設備であることから，必要設備を2セットに加えて予備1台の計9台を有する設計とする。

（57-5-23）

3.14-129(2)(i)

確実な接続（設置許可基準規則第43条第3項二）要求事項
常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。）と接続するものにあっては，当該常設設備と容易かつ確実に接続することができ，かつ，二以上の系統又は発電用原子炉施設が相互に使用することができるよう，接続部の規格の統一その他の適切な措置を講じたものであること。

3.14-130

(ⅱ)

適合性
基本方針については,「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

対象機器の接続場所を，第 3.14.2.4.6-1 表に示す。

第3.14.2.4.6-1表

対象機器の接続場所（可搬型代替低圧電源車〜可搬型整流器流路）
接続元機器名称

可搬型代替
低圧電源車

可搬型整流器

タンクローリa）

接続場所
原子炉建屋西側可可搬型代替低圧電
搬型代替低圧電源
源車接続盤(西側)車設置エリア又は又は可搬型代替低原子炉建屋東側可
圧電源車接続盤
搬型代替低圧電源（東側）
車設置エリア
原子炉建屋西側可可搬型代替低圧電
搬型代替低圧電源
源車接続盤（西側）車設置エリア又は又は可搬型代替低原子炉建屋東側可
圧電源車接続盤
搬型代替低圧電源(東側）
車設置エリア
可搬型設備用軽油 西側保管場所又はタンク
南側保管場所

可搬型代替低圧電源車
3.14.2.1.6c）

接続先機器名称参照

タンクローリ3.14.2.1.6

参照

3.14-131

接続方法

コネクタ接続コネクタ接続ホース接続

d）

可搬型整流器
可搬型代替直流電源設備のうち，可搬型整流器に接続するケーブル

は，コネクタ接続とすることにより現場で容易にかつ確実な接続が可能な設計とする。

3.14-132(3)複数の接続口（設置許可基準規則第43条第3項三）

(i)

要求事項
常設設備と接続するものにあっては，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外から水又は電力を供給するものに限る。）の接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設けるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

a）

可搬型代替低圧電源車
3.14.2.1.6

c）

タンクローリ3.14.2.1.6

d）

参照

参照

可搬型整流器
可搬型整流器は，直流負荷に電源供給する場合，原子炉建屋の隣り合わない異なる面の近傍に二箇所の接続口を設置していることから，共通要因により接続不可とならない設計とする。
（57-2-11）

3.14-133

(4)

設置場所（設置許可基準規則第43条第3項四）

(i)

要求事項
想定される重大事故等が発生した場合において可搬型重大事故等対処設備を設置場所に据え付け，及び常設設備と接続することができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

可搬型代替直流電源設備のうち，可搬型代替低圧電源車から可搬型
整流器を経由して非常用直流電源設備を給電する系統及び可搬型設備
用軽油タンクから可搬型代替低圧電源車まで燃料移送する系統は，フィルターベント使用時等には使用しないため系統構成に操作が必要な機器の設置場所及び操作場所の放射線量が高くなるおそれが少ないた
め，設置場所で操作可能な設計とする。
系統構成に操作が必要な機器の設置場所及び操作場所を，第3.14.2.4.4-8表に示す。
（57-2-2〜5,11,17,18,21,22,27 57-3-4,12,13,57-8）

3.14-134(5)保管場所（設置許可基準規則第43条第3項五）

(i)

要求事項
地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設
備の配置その他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管すること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

可搬型代替直流電源設備の可搬型設備である可搬型代替低圧電源車，タンクローリ及び可搬型整流器は，地震，津波，その他の外部事象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響，非常用交流電源設備及び常設代替交流電源設備から100m以上の離隔距離を確保した上で，位置的分散を図った西側保管場所及び南側保管場所に保管する設計とする。
（57-2-11）

3.14-135(6)アクセスルートの確保（設置許可基準規則第43条第3項六）

(i)

要求事項
想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，工場等内の道路及び通路が確保できるよう，適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

可搬型代替直流電源設備のうち可搬型低圧電源車，タンクローリ及
び可搬型整流器は，西側保管場所及び南側保管場所に保管しており，想定される重大事故等が発生した場合においても，保管場所から設置場所までの運搬経路について，設備の運搬及び移動に支障をきたすことのないよう，別ルートも考慮して複数のアクセスルートを確保する。
（「可搬型重大事故等対処設備保管場所及びアクセスルート」参照）（57-6）

3.14-136

(7)設計基準事故対処設備及び常設重大事故等防止設備との多様性（設置許可基準規則第43条第3項七）
(i)

要求事項
重大事故防止設備のうち可搬型のものは，共通要因によって，設計基準事故対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設重大事故防止設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

可搬型代替直流電源設備のうち可搬型代替低圧電源車接続盤から可搬型整流器を通り可搬型代替低圧電源車接続盤までの系統及び可搬型設備
用軽油タンクから可搬型代替低圧電源車まで燃料補給する系統は，共通要因によって，設計基準事故対処設備の安全機能と同時に機能が損なわれるおそれがないよう，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設
備と多様性及び位置的分散を図る設計とする。
多様性及び位置的分散は，第3.14.2.4.3-2表と同様である。
（57-2-2〜5,11,23）

3.14-137

3.14.2.5
3.14.2.5.1

常設代替直流電源設備
設備概要

常設代替直流電源設備は，設計基準事故対処設備の交流電源及び直流電源が喪失した場合，常設代替直流設備に電源を給電することにより，重大事故等が発生した場合において炉心の著しい損傷，格納容器の破損，使用済燃料
プール内の燃料体等の著しい損傷及び運転停止中原子炉内燃料体の著しい損傷を防止することを目的として設置するものである。
常設代替直流電源設備は，全交流動力電源が喪失した場合に常設代替直流
設備に電源を給電する「緊急用直流125V蓄電池」で構成する。
本系統は，全交流動力電源が喪失した場合に緊急用直流125V蓄電池から重大事故等対処設備に24時間にわたり必要な電源を供給することが可能な設計とする。
本系統全体の概要図を，第3.14.2.5.1-1図に，本系統に属する重大事故等対処設備を，第3.14.2.5.1-1表に示す。

3.14-138

第3.14.2.5.1-1図常設代替直流電源設備系統図(緊急用直流125V蓄電池〜緊急用直流125V主母線盤電路)

3.14-139

第3.14.2.5.1-1表
設備区分
主要設備
附属設備
燃料流路
交流電路
直流電路

3.14.2.5.2

常設代替直流電源設備に関する重大事故等対処設備一覧

設備名
緊急用直流125V蓄電池 【常設】−−−緊急用直流125V蓄電池〜緊急用直流125V主母線盤電路

主要設備の仕様

主要設備の仕様を以下に示す。
(1)

緊急用直流125V蓄電池個

数:1組（116個）

電

圧:125V容

量:6,000Ah

設置場所:屋内(常設代替高圧電源装置置場)

3.14-140【常設】

3.14.2.5.3

独立性及び位置的分散の確保

重大事故防止設備である常設代替直流電源設備は，地震，津波，火災，溢水により同時に故障することを防止するため，設計基準事故対処設備である
所内常設直流電源設備と独立性を確保する設計とする。

常設代替直流電源設備の設計基準事故対処設備との独立性を，第3.14.2.5.3-1表に示す。

重大事故防止設備である常設代替直流電源設備は，設計基準事故対処設備である所内常設直流電源設備と同時にその機能が損なわれることがないよう，
位置的分散を図った設計とする。
（57-2-12,13,17,18,19,20）
常設代替直流電源設備の設計基準事故対処設備との位置的分散を，第3.14.2.5.3-2表に示す。

3.14-141第3.14.2.5.3-1表
項目

地震

津波
共通要
因故障
火災

溢水

設計基準事故対処設備との独立性

設計基準事故対処設備
重大事故防止設備
非常用直流電源設備
常設代替直流電源設備
設計基準事故対処設備である非常用直流電源設備は耐震
Ｓクラス設計とし，重大事故防止設備である常設代替直流電源設備は耐震Ｓｓクラス設計とすることで，基準地震動Ｓｓが共通要因となり故障することのない設計とする。
設計基準事故対処設備である非常用直流電源設備は防潮堤及び浸水防護設備によ り,重大事故防止設備の 常設代
替直流電源設備は，防潮堤及び浸水防護設備の設置に加え，津波防護壁に囲まれた常設代替高圧電源装置置場に設置することで，津波が共通要因となり同時に故障することのない設計とする。
設計基準事故対処設備である非常用直流電源設備と，重大事故防止設備である常設代替直流電源設備は，火災が共通要因となり同時に故障することのない設計とする。
（「共−７ 重大事故等対処設備の内部火災に対する防護方針について」に示す。）
設計基準事故対処設備の非常用直流電源設備と，重大事故防止設備である常設代替直流電源設備は，溢水が共通要因となり同時に故障することのない設計とする。（「共−８ 重大事故等対処設備の内部溢水に対する防護方針について」に示す。）

第3.14.2.5.3-2表

位置的分散

設計基準事故対処設備
重大事故防止設備
非常用直流電源設備
常設代替直流電源設備
緊急用直流125V蓄電池
125V Ａ系蓄電池※＜原子炉建屋附属棟中１階＞＜屋内（常設代替高圧電源装置置場）
電源＞
125V Ｂ系蓄電池※＜原子炉建屋附属棟１階＞
125V Ａ系蓄電池〜直流125V主母線
緊急用直流125V蓄電池〜緊急用直盤２Ａ電路
流125V主母線盤電路
電路
125V Ｂ系蓄電池〜直流125V主母線
盤２Ｂ電路※ 区分Ⅰである直流125V Ａ系蓄電池及び区分Ⅱである直流125V蓄電池 Ｂ系は，区分毎に区画された部屋にそれぞれ配置することにより，物理的に分離した設計とする。

3.14-1423.14.2.5.4(1)

設置許可基準規則第43条第1項への適合方針

環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第43条第1項一）

(i)

要求事項
想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3

a）

環境条件等」に示す。

緊急用直流125V蓄電池
常設代替直流電源設備の緊急用直流125V蓄電池は，屋内（常設代替
高圧電源装置置場）に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等時における，屋内（常設代替高圧電源装置置場）の環境条件を考慮し，第3.14.2.5.4-1表に示す設計とする。
（57-2-12）

第3.14.2.5.4-1表

環境条件及び荷重条件（緊急用直流125V蓄電池）

環境条件

対応
設置場所である屋内（常設代替高圧電源装置置場）で想定され温度，圧力，湿度，
る温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認
放射線した機器を使用する。
屋外の天候による 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けな影響い。
海水を通水する系 海水を通水することはない。
統への影響
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で，機器が損傷しない
地震
よう，地震の影響を考慮した設計とする。（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）
風（台風），竜巻， 屋内（常設代替高圧電源装置置場）に設置するため，風（台風），
積雪，火山の影響 竜巻，積雪及び火山の影響を受けない。
重大事故等が発生した場合においても，電磁波による影響を考
電磁的障害慮した設計とする。

3.14-143

(2)

操作性（設置許可基準規則第43条第1項二）

(i)

要求事項
想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるもの
であること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

常設代替直流電源設備は，全交流動力電源喪失直後から24時間経過するまでの期間について，交流電源が喪失した場合，自動で緊急用直流125V蓄電池より自動で給電されるため切り替えに操作を必要としない。
（57-2-12,13,18,22,27,57-3-14）

以下に，常設代替直流電源設備を構成する主要設備の操作性を示す。

a）

緊急用直流125V蓄電池
全交流動力電源喪失直後から24時間経過するまでの期間について，

交流電源が喪失した場合，自動で緊急用直流125V蓄電池より給電されるため切り替え操作不要である。

3.14-144

(3)(i)

試験及び検査（設置許可基準規則第43条第1項三）
要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。

3.14-145

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に

示す。

a）

緊急用直流125V蓄電池
常設代替直流電源設備である緊急用直流125V蓄電池は，第3.14.2.5.4-2表に示すように，原子炉停止中に特性試験が可能な設計とする。
具体的には特性試験として総電圧の確認が可能な計器を設けた設計とする。また，蓄電池単体については，電圧の確認が可能な構造とする。
（57-4-20）

第3.14.2.5.4-2表
原子炉の状態
停止中

項目
特性試験

緊急用直流125V蓄電池の試験及び検査
内容
蓄電池の単体及び総電圧の確認

3.14-146

(4)切り替えの容易性（設置許可基準規則第43条第1項四）

(i)

要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設
備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。
常設代替直流電源設備は，本来の用途以外の用途には使用しない。

3.14-147

(5)悪影響の防止（設置許可基準規則第43条第1項五）

(i)

要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

常設代替直流電源設備は，通常時は，緊急用直流125V蓄電池と所内
常設直流電源設備である125V

Ａ系・Ｂ系蓄電池を配線用遮断器で切とすることで他設備と隔離する系統構成としており，所内常設直流電源設備に対して悪影響を及ぼさない設計とする。
他設備との隔離箇所を，第3.14.2.5.4-3表に示す。
（57-3-14）

第3.14.2.5.4-3表
取合設備
所内常設直流電源設備

他設備との隔離箇所

隔離箇所
配線用遮断器（所内常設直流電源設備（緊急用125Ｖ蓄電池側））

3.14-148

駆動方式

動作

手動

通常時切

(6)

設置場所（設置許可基準規則第43条第1項六）

(i)

要求事項
想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

常設代替直流電源設備は，重大事故等対処設備として電源供給する場
合，系統構成に操作を要しない設計であるため措置は不要である。
（57-2-12,18,22,27）

3.14-149

3.14.2.5.5(1)

設置許可基準規則第43条第2項への適合方針

容量（設置許可基準規則第43条第2項一）

(i)

要求事項
想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.2

容量等」に示す。

緊急用直流125V蓄電池は，重大事故等対処時に必要な設備へ負荷切り離しを行わず24時間直流電源を供給するために必要な容量3,618Ahに加え，十分に余裕のある6,000Ahを有する設計とする。
（57-5-18）(2)

共用の禁止（設置許可基準規則第43条第2項二）

(i)

要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

敷地内に二以上の発電用原子炉施設はないことから，常設代替直流
電源設備は共用しない。
3.14-150

(3)設計基準事故対象設備との多様性（設置許可基準規則第43条第2項三）

(i)

要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

常設代替直流電源設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時に機能が損なわれるおそれがないよう，設計基準事故対
処設備である非常用直流電源設備（所内常設直流電源設備と共用）の各
機器と位置的分散及び区画化された部屋にそれぞれ配置することにより物理的分離を図る設計とする。
（57-2-12,13,17,18,19,20,57-3-14）

設計基準事故対処設備との独立性を，第3.14.2.5.3-1表に，位置的分散を，第3.14.2.5.3-2表に示す。

3.14-151

3.14.2.6
3.14.2.6.1

代替所内電気設備
設備概要

代替所内電気設備は，設計基準事故対処設備の非常用所内電気設備が喪失した場合，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必要な設
備に電源を給電するための電路を確保することにより，重大事故等が発生した場合において炉心の著しい損傷，格納容器の破損，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷及び運転停止中原子炉内燃料体の著しい損傷を防止す
ることを目的として設置するものである。
代替所内電気設備は，常設代替交流電源設備から受電する「緊急用Ｍ／Ｃ」
可搬型代替交流電源設備から受電する「緊急用Ｐ／Ｃ」で構成する。
本系統は，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備の電路として使用する。
本系統全体の概要図を第3.14.2.6.1-1〜2図に,本系統に属する重大事故等対処設備を，第3.14.2.6.1-1表に示す。
代替所内電気設備の設計基準事故対処設備に対する独立性及び位置的分散の詳細については，3.14.2.6.3項に示す。

3.14-152

第3.14.2.6.1-1図

代替所内電気設備系統図（交流系統図）

3.14-153

第 3.14.2.6.1-2 図

代替所内電気設備系統図（直流系統図）

3.14-154

第3.14.2.6.1-1表
設備区分
主要設備
附属設備
燃料流路

交流電路

直流電路

代替所内電気設備に関する重大事故等対処設備一覧

設備名
緊急用Ｍ／Ｃ 【常設】緊急用Ｐ／Ｃ 【常設】−−緊急用断路器〜緊急用電源切替盤 【常設】緊急用Ｍ／Ｃ〜Ｍ／Ｃ ２Ｃ系 【常設】緊急用Ｍ／Ｃ〜Ｍ／Ｃ ２Ｄ系 【常設】
可搬型代替低圧電源車接続盤〜緊急用電源切替盤 【常設】
可搬型代替低圧電源車接続盤〜Ｐ／Ｃ ２Ｃ系 【常設】
可搬型代替低圧電源車接続盤〜Ｐ／Ｃ ２Ｄ系 【常設】
可搬型代替低圧電源車接続盤〜緊急用直流125V主母線盤 【常設】
可搬型代替低圧電源車接続盤〜緊急用直流125VＭＣＣ 【常設】
可搬型代替低圧電源車接続盤〜緊急用直流125V計装用分電盤 【常設】
可搬型代替低圧電源車接続盤〜緊急用電源切替盤 【常設】
可搬型代替低圧電源車接続盤〜直流125V主母線盤２Ａ 【常設】
可搬型代替低圧電源車接続盤〜直流125V主母線盤２Ｂ 【常設】緊急用直流125V充電器〜緊急用直流125V主母線盤 【常設】緊急用直流125V充電器〜緊急用直流125VＭＣＣ 【常設】緊急用直流125V充電器〜緊急用直流125V計装用分電盤 【常設】緊急用直流125V充電器〜直流125V主母線盤２Ａ 【常設】緊急用直流125V充電器〜直流125V主母線盤２Ｂ 【常設】緊急用直流125V充電器〜緊急用電源切替盤 【常設】3.14-155

3.14.2.6.2

主要設備の仕様

主要設備の仕様を以下に示す。
(1)

緊急用Ｍ／Ｃ個

数：1

電圧：6.9kV

定格電流：2,000A
設置場所：屋内(常設代替高圧電源装置置場)(2)

緊急用Ｐ／Ｃ個

数：1

電圧：480V

定格電流：4,000A
設置場所：原子炉建屋廃棄物処理棟1階

3.14-156

3.14.2.6.3

独立性及び位置的分散の確保

重大事故防止設備である代替所内電気設備は，地震，津波，火災，溢水により同時に故障することを防止するため，設計基準事故対処設備である非常用所内電気設備と独立性を確保する設計とする。
設計基準事故対処設備との独立性を，第3.14.2.6.3-1表に示す。
代替所内電気設備は，設計基準事故対処設備である非常用所内電気設備と同時にその機能が損なわれることがないよう，位置的分散を図った設計とする。代替所内電気設備の設計基準事故対処設備との位置的分散を，第3.14.2.6.3-2表に示す。
緊急用Ｍ／Ｃ,緊急用Ｐ／Ｃは，設計基準事故対処設備である非常用所内電気設備のＭ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄ及びＰ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄと位置的分散を図り，同時に機能が喪失しない設計とする。
電路については，代替所内電気設備を非常用所内電気設備に対して，独立した系統構成にすることにより，共通要因によって同時に機能を損なわれな
いような設計とする。
(57-2-14〜17,18,19,20,21〜26,57-3-15,16)

3.14-157

第3.14.2.6.3-1表
項目

地震

津波
共通要
因故障
火災

溢水

設計基準事故対処設備との独立性

設計基準事故対処設備
重大事故防止設備
非常用所内電気設備
代替所内電気設備
設計基準事故対処設備である非常用所内電気設備は耐震
Ｓクラス設計とし，重大事故防止設備である代替所内電
気設備は基準地震動Ｓｓで機能維持できる設計とすることで，基準地震動Ｓｓが共通要因となり故障することのない設計とする。
設計基準事故対処設備である非常用所内電気設備は，防潮堤及び浸水防護設備に より,重大事故防止設備 の代替
所内電気設備は，防潮堤及び浸水防護設備に加えて，水密化された壁に囲まれた原子炉建屋附属棟及び常設代替
高圧電源装置置場に設置することで津波が共通要因となり同時に故障することのない設計とする。
設計基準事故対処設備である非常用所内電気設備と，重大事故防止設備である代替所内電気設備は，火災が共通要因となり同時に故障することのない設計とする。（「共-7 重大事故等対処設備の内部火災に対する防護方針について」に示す）。
設計基準事故対処設備である非常用所内電気設備と，重大事故防止設備である代替所内電気設備は，溢水が共通要因となり同時に故障することのない設計とする。（「共-8 重大事故等対処設備の内部溢水に対する防護方針について」に示す）。

3.14-158

第3.14.2.6.3-2表

電源盤

電路

電源給電先

操作盤

設計基準事故対処設備
非常用所内電気設備
Ｍ／Ｃ ２ＣＰ／Ｃ ２Ｃ＜原子炉建屋附属棟地下2階＞
Ｍ／Ｃ ２ＤＰ／Ｃ ２Ｄ＜原子炉建屋附属棟地下1階＞
Ｄ／Ｇ ２Ｃ〜Ｍ／Ｃ ２Ｃ系電路
Ｄ／Ｇ ２Ｄ〜Ｍ／Ｃ ２Ｄ系電路
直流125V充電器Ａ〜125V主母線盤２Ａ系電路
直流125V充電器Ｂ〜125V主母線盤２
Ｂ系電路

Ｍ／Ｃ ２ＣＰ／Ｃ ２Ｃ＜原子炉建屋附属棟地下2階＞
Ｍ／Ｃ ２ＤＰ／Ｃ ２Ｄ＜原子炉建屋附属棟地下1階＞
直流125V主母線盤２Ａ
直流125V主母線盤２Ｂ＜原子炉建屋附属棟地下1階＞
中央制御室及び中央制御室外原子炉停止装置の操作盤

3.14-159

位置的分散
重大事故防止設備
代替所内電気設備
緊急用Ｍ／Ｃ＜屋内（常設代替高圧電源装置置場）＞
緊急用Ｐ／Ｃ＜原子炉建屋廃棄物処理棟1階＞
・緊急用断路器〜Ｍ／Ｃ ２Ｃ系及び２Ｄ系電路
・緊急用断路器〜緊急用電源切替盤電
路・可搬型代替低圧電源車接続盤（東側）〜Ｐ／Ｃ ２Ｃ系及び２Ｄ系電路・可搬型代替低圧電源車接続盤（西側）〜Ｐ／Ｃ ２Ｃ系及び２Ｄ系電路・可搬型代替低圧電源車接続盤（東側）〜緊急用電源切替盤電路
・可搬型代替低圧電源車接続盤（西側）〜緊急用電源切替盤電路
Ｍ／Ｃ ２ＣＰ／Ｃ ２Ｃ＜原子炉建屋附属棟地下2階＞
Ｍ／Ｃ ２ＤＰ／Ｃ ２Ｄ＜原子炉建屋附属棟地下1階＞
緊急用直流125V主母線盤＜原子炉建屋廃棄物処理棟1階＞
緊急用操作盤

3.14.2.6.4

所内電気設備への接近性の確保

基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

設計基準事故対処設備の電源が喪失したことにより重大事故等が発生した
場合において，代替交流電源からの電力を確保するために，以下のとおり，
原子炉建屋附属棟 1 階〜地下 2 階に設置している非常用所内電気設備へアクセス可能な設計とし，接近性を確保する設計とする。
（57-6-2〜8）

屋内のアクセスルートに影響を与えるおそれがある事象について，以下のとおり評価した。
ａ．地震時の影響・・・プラントウォークダウンにて確認した
結果アクセスルートに与える影響なし。

ｂ．地震随伴火災の影響・・・アクセスルート近傍に地震随伴
火災の火災源となる機器が設置されているが，基準地震力に対して耐震性が確保されていることから，倒壊の恐れがな
く問題なし。

ｃ．地震随伴溢水の影響・・・アクセスルートとして通行する区画には溢水源がなく，他区画からの溢水の流入の恐れがないことから問題なし。

3.14-160

詳細は，「1.0 重大事故等対処における共通事項 1.0.2 共通事項(1)重大事故等対処設備②アクセスルートの確保」参照

なお，万が一，原子炉建屋附属棟1階〜地下2階への接近性が失われることを考慮して，同地下1階を経由せず，地上1階から接近可能な代替所内電気設
備を原子炉建屋廃棄物処理棟の1階に設置することにより，接近性の向上を図る設計とする。

3.14-161

3.14.2.6.5(1)(i)

設置許可基準規則第43条第1項への適合方針

環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第43条第1項一）要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。

3.14-162

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3
a）

環境条件等」に示す。

緊急用Ｍ／Ｃ
緊急用Ｍ／Ｃは，屋内（常設代替高圧電源装置置場）に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等時における，屋内（常設代替高圧電源装置置場）の環境条件を考慮し，第3.14.2.6.5-1表に示す設計とする。
（57-2-15）

第 3.14.2.6.5-1 表
環境条件
温度，圧力，湿度，
放射線
屋外の天候による影響
海水を通水する系
統への影響
地震
風（台風），竜巻，
積雪，火山の影響
電磁的障害

想定する環境条件（緊急用Ｍ／Ｃ）

対応
設置場所である屋内（常設代替高圧電源装置置場）で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
海水を通水することはない。
適切な地震荷重との組合せ考慮した上で，機器損傷等の影響を考慮した設計とする。（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方
針」に示す）
屋外に設置するものではないため，風（台風）及び竜巻の風荷重，積雪，火山の影響を受けない。
重大事故等が発生した場合においても，電磁波による影響を考慮した設計とする。

3.14-163b）

緊急用Ｐ／Ｃ
緊急用Ｐ／Ｃは，原子炉建屋廃棄物処理棟1階に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等時における，原子炉建屋廃棄物処理棟1階の環境条件を考慮し，第3.14.2.6.5-2表に示す設計とする。
（57-2-16）

第3.14.2.6.5-2表
環境条件
温度，圧力，湿度，
放射線
屋外の天候による影響
海水を通水する系
統への影響
地震
風（台風），竜巻，
積雪，火山の影響
電磁的障害

想定する環境条件（緊急用Ｐ／Ｃ）

対応
設置場所である原子炉建屋廃棄物処理棟1階で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
海水を通水することはない。
適切な地震荷重との組合せ考慮した上で，機器損傷等の影響を考慮した設計とする。（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方
針」に示す）
屋外に設置するものではないため，風（台風）及び竜巻の風荷重，積雪，火山の影響を受けない。
重大事故等が発生した場合においても，電磁波による影響を考慮した設計とする。

3.14-164

(2)

操作性（設置許可基準規則第43条第1項二）

(i)

要求事項
想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるもの
であること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

代替所内電気設備で，緊急用Ｍ／Ｃ及びＰ／Ｃの操作は，スイッチ操作であり，中央制御室で容易にかつ確実な操作が可能な設計とする。
操作対象機器の操作場所を，第3.14.2.6.5-3〜4表に示す。
（57-2-15,16,23,24,57-3-15,16）

第3.14.2.6.5-3表

操作対象機器（緊急用Ｍ／Ｃ〜緊急用ＭＣＣ電路）

機器名称
緊急用Ｍ／Ｃ（非常用所内電気設備側）
緊急用Ｍ／Ｃ（常設代替高圧電源装置側）
緊急用Ｍ／Ｃ（代替所内電気設備側）

第3.14.2.6.5-4表

状態の変化

操作場所

操作方法

入→切

中央制御室

スイッチ操作

切→入

中央制御室

スイッチ操作

切→入

中央制御室

スイッチ操作

操作対象機器（可搬型代替低圧電源車接続盤（西側）又は可搬型代替低圧電源車接続盤（東側）〜緊急用ＭＣＣ電路）
機器名称
緊急用Ｍ／Ｃ（代替所内電気設備側）
緊急用Ｐ／Ｃ（緊急用Ｍ／Ｃ側）
緊急用Ｐ／Ｃ（可搬型代替低圧電源車接続盤側）

状態の変化

操作場所

操作方法

入→切

中央制御室

スイッチ操作入→切

中央制御室

スイッチ操作

切→入

中央制御室

スイッチ操作3.14-165以下に，代替所内電気設備を構成する主要設備の操作性を示す。

a）

緊急用Ｍ／Ｃ
代替所内電気設備である緊急用Ｍ／Ｃは，中央制御室内での操作スイッチによる遠隔手動操作が可能であること，操作の際には十分な空間を確保することで確実な操作が可能な設計とする。
（57-2-15）b）

緊急用Ｐ／Ｃ
代替所内電気設備である緊急用Ｐ／Ｃは，中央制御室内での操
作スイッチによる遠隔手動操作が可能であること，操作の際には十分な空間を確保することとで確実な操作が可能な設計とする。
（57-2-16）

3.14-166

(3)

試験及び検査（設置許可基準規則第43条第1項三）

(i)

要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」

に示す。

a）

緊急用Ｍ／Ｃ
緊急用Ｍ／Ｃは，第3.14.2.6.5-5表に示すように，原子炉停止中に特性試験が可能な設計とする。
具体的には特性試験として，遮断器の動作の確認，外観確認，回路の絶縁抵抗の確認が可能な設計とする。
（57-4-25,26）

第3.14.2.6.5-5表
原子炉の状態

項目

停止中

特性試験

緊急用Ｍ／Ｃの試験及び検査
内容
緊急用Ｍ／Ｃの遮断器動作確認
緊急用Ｍ／Ｃの外観確認
緊急用Ｍ／Ｃの絶縁抵抗の確認

3.14-167b）

緊急用Ｐ／Ｃ
緊急用Ｐ／Ｃは，第3.14.2.6.5-6表に示すように原子炉停止中に特性試験が可能な設計とする。
具体的には特性試験として，遮断器の動作の確認，外観確認，回路の絶縁抵抗の確認が可能な設計とする。
（57-4-28,29）

第3.14.2.6.5-6表
原子炉の状態

項目

停止中

特性試験

緊急用Ｐ／Ｃの試験及び検査
内容
緊急用Ｐ／Ｃの遮断器動作確認
緊急用Ｐ／Ｃの外観の確認
緊急用Ｐ／Ｃの絶縁抵抗の確認

3.14-168

(4)切り替えの容易性（設置許可基準規則第43条第1項四）
(i)

要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設
備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。
代替所内電気設備は，本来の用途以外の用途には使用しない。操作の対象機器は(2)操作性の第 3.14.2.6.5-3〜4 表と同様である。

代替所内電気設備が常設代替高圧電源装置または可搬型代替低圧電
源車から受電する系統において，Ｄ／ＧからＭ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄに給電するための遮断器を隔離し，常設代替高圧電源装置から緊急用Ｍ／Ｃに給電する遮断器もしくは可搬型代替低圧電源車から緊急用Ｐ／Ｃに給電する遮断器を投入する操作を中央制御室から操作が可能とすることにより速やかな切り替えが可能な設計とする。
（57-3-15,16）

3.14-169これにより第3.14.2.6.5-1〜3図で示すタイムチャートのとおり速やかに切り替えが可能とする。

第3.14.2.6.5-1図

常設代替高圧電源装置による緊急用ＭＣＣ給電タイムチャート ＊第3.14.2.6.5-2図

可搬型代替低圧電源車による緊急用ＭＣＣ給電タイムチャート ＊第3.14.2.6.5-3図

可搬型代替低圧電源車による直流125V主母線盤給電タイム

チャート ＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況について（個別手順）の 1.14（電源の確保に関する手順等）で示すタイムチャート
3.14-170

(5)悪影響の防止（設置許可基準規則第43条第1項五）
(i)

要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

代替所内電気設備は，通常時は，緊急用Ｍ／ＣとＭ／Ｃ

２Ｃ・２

Ｄの遮断器を切とすることで他設備と隔離する系統構成としており，非常用所内電気設備に対して悪影響を及ぼさない設計とする。
また，緊急用Ｐ／Ｃ及びＰ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄの遮断器を切とすることで他系統と隔離する系統構成としており，非常用所内電気設備に対して悪影響を及ぼさない設計とする。
他設備との隔離箇所を，第3.14.2.6.5-7表に示す。
（57-3-15,16,57-7-2,4,57-9）

第3.14.2.6.5-7表
取合設備
非常用所内電気設備
非常用所内電気設備
非常用所内電気設備
非常用所内電気設備
非常用所内電気設備

他設備との隔離箇所

隔離箇所
Ｍ／Ｃ ２ＣＭ／Ｃ ２Ｄ
緊急用Ｍ／ＣＰ／Ｃ ２ＣＰ／Ｃ ２Ｄ

3.14-171

駆動方式
遠隔手動操作
遠隔手動操作
遠隔手動操作
遠隔手動操作
遠隔手動操作

動作
通常時閉
通常時閉
通常時閉
通常時閉
通常時閉

(6)

設置場所（設置許可基準規則第43条第1項六）

(i)

要求事項
想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

代替所内電気設備が常設代替高圧電源装置または可搬型代替低圧電
源車から受電する系統において，Ｄ／ＧからＭ／Ｃ

２Ｃ・２Ｄに給電するための遮断器，常設代替高圧電源装置から緊急用Ｍ／Ｃに給電する遮断器並びに可搬型代替低圧電源車から緊急用Ｐ／Ｃに給電する遮断器は原子炉建屋付属棟地下1階又は地下2階に設置されるが，中央制御室から遠隔操作を可能とすることで，操作場所の放射線量が高くなるおそれが少ない設計とする。
代替所内電気設備の系統構成に必要な機器の設置場所，操作場所を
第3.14.2.6.5-40表に示す。
（57-2-14〜17,19〜29）

第3.14.2.6.5-40表
機器名称
緊急用Ｍ／Ｃ
緊急用Ｐ／ＣＭ／Ｃ ２ＣＭ／Ｃ ２ＤＰ／Ｃ ２ＣＰ／Ｃ ２Ｄ

系統構成に必要な機器の設置場所及び操作場所
設置場所
屋内（常設代替高圧電源装置置場）
原子炉建屋廃棄物処理棟 1 階
原子炉建屋附属棟地下 2 階
原子炉建屋附属棟地下 1 階
原子炉建屋附属棟地下 2 階
原子炉建屋附属棟地下 1 階

3.14-172

操作場所
中央制御室
中央制御室
中央制御室
中央制御室
中央制御室
中央制御室

3.14.2.6.6(1)

設置許可基準規則第43条第2項への適合方針

容量（設置許可基準規則第43条第2項一）

(i)

要求事項
想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.2a）容量等」に示す。

緊急用Ｍ／Ｃ
緊急用Ｍ／Ｃは，常設代替高圧電源装置5台分の定格電流である725
Ａ（145Ａ×5台）に加え，十分に余裕のある2,000Aを有する設計とする。
（57-5-20）b）

緊急用Ｐ／Ｃ
緊急用Ｐ／Ｃの必要な負荷電流の931Aに加え，十分に余裕のある
4,000Aとする。
（57-5-22）

3.14-173

(2)共用の禁止（設置許可基準規則第43条第2項二）

(i)

要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

敷地内に二以上の発電用原子炉施設はないことから，代替所内電気設備は共用しない。

3.14-174

(3)

設計基準事故対象設備との多様性（設置許可基準規則第43条第2項三）

(i)

要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

代替所内電気設備は，共通要因によって，設計基準事故対処設備の安全機能と同時に機能が損なわれるおそれがないよう，設計基準事故対処設備である非常用所内電気設備の各機器と多様性，位置的分散を図る。
多様性，位置的分散を，第3.14.2.6.3-2表に示す。
（57-2-14〜17,19,20,22,23〜29,57-3-15,16,57-9）

3.14-1753.14.2.7

燃料補給設備3.14.2.7.1

設備概要

燃料補給設備は，重大事故等が発生した場合において重大事故対処設備で使用する軽油が，枯渇することを防止するため，各設備に軽油を補給することで，炉心の著しい損傷，格納容器の破損，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷及び運転停止中原子炉内燃料体の著しい損傷を防止することを目的として設置するものである。
本設備は，可搬型設備用軽油タンク及びタンクローリで構成する。
本設備に関する重大事故等対処設備を，第 3.14.2.7.1-1 表に，燃料補給設
備系統概要図を，第 3.14.2.7.1-1 図に示す。
本系統は，重大事故等時において，重大事故等対処設備の駆動用燃料である軽油を，可搬型設備用軽油タンクからタンクローリにより燃料を可搬型代
替注水大型ポンプ及びホイールローダへ給油する機能を有する。

なお，可搬型代替注水大型ポンプについては，「3.13

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則 56 条に対する方針を示す章）」，「3.12

工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備（設置許可基

準規則 55 条に対する方針を示す章）」，「ホイールローダ」については，「1.0
重大事故等における共通事項」で示す。

3.14-176

第 3.14.2.7.1-1 表
設備区分
主要設備
附属設備
燃料源
燃料流路
燃料補給先
電路

燃料補給設備に関する重大事故等対処設備一覧
設備名

可搬型設備用軽油タンク【常設】タンクローリ【可搬】――
タンクローリ【可搬】
可搬型代替注水大型ポンプ【可搬】
ホイールローダ【可搬】―

3.14-177

ピストルノズル※ ホイールローダは，可搬型代替注水大型ポンプと同様
第 3.14.2.7.1-1 図

燃料補給設備系統概要図

3.14-178

3.14.2.7.2 主要設備の仕様
主要設備の仕様を以下に示す。

(a)

可搬型設備用軽油タンク
3.14.2.1.2

(b)

参照

タンクローリ3.14.2.1.2

参照

3.14-179

3.14.2.7.3

燃料補給設備の多様性，独立性，位置的分散

燃料補給設備は，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備と同時にその機能が損なわれることがないよう，地震，津波，火災及び溢水により同時に故障することを防止するため，非常用交流電源設備と独立性を確保す
る設計とする。
燃料補給設備の設計基準事故対処設備と独立性を，第 3.14.3.2.3-1 表に,
位置的分散を，第 3.14.3.2.3-2 表に示す。
第 3.14.3.2.3-1 表
項目

地震

津波
共通要
因故障
火災

溢水

設計基準事故対処設備との独立性

設計基準事故対処設備
重大事故防止設備
非常用交流電源設備
燃料補給設備設計基準事故対処設備の非常用交流電源設備は耐震Ｓクラス設計とし，重大事故防止設備である燃料補給設備は
基準地震動Ｓｓで機能維持できる設計とすることで，基準地震動Ｓｓが共通要因となり故障することのない設計とする。
設計基準事故対処設備の非常用交流電源設備は，防潮堤及び浸水防護設備の設置により，重大事故防止設備の燃料補給設備は，防潮堤及び浸水防護設備に加え,津波が遡上しない高台に配備することで，津波が共通要因となって故障することのない設計とする。
設計基準事故対処設備の非常用交流電源設備と，重大事故防止設備である燃料補給設備は，火災が共通要因となり故障することのない設計とする（「共−7 重大事故等対処設備の内部火災に対する防護方針について」に示す）。
設計基準事故対処設備の非常用交流電源設備と，重大事故防止設備である燃料補給設備は，溢水が共通要因となり故障することのない設計とする（「共−8 重大事故等対処設備の内部溢水に対する防護方針について」に示す）。

第 3.14.3.2.3-2 表

燃料源

燃料流
路

設計基準事故対処設備
非常用交流電源設備
軽油貯蔵タンク＜常設代替高圧電源装置
置場南側＞
燃料デイタンク＜原子炉建屋附属棟地下
1 階＞
燃料移送ポンプ＜屋内（常設代替高圧電源装置置場）＞

位置的分散

重大事故防止設備
常設代替交流電源設備
軽油貯蔵タンク＜常設代替高圧電源装置置場南側＞

重大事故防止設備
燃料補給設備
可搬型設備用軽油タンク＜ 西側 保管 場 所及び 南 側
保管場所＞

常設代替高圧電源装置
用燃料移送ポンプ＜屋内（常設代替高圧電源装置置場）＞

タンクローリ
＜屋外＞

3.14-180

3.14.2.7.4

設置許可基準規則第 43 条への適合方針

3.14.2.7.4.1

設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1)

環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）

(i)

要求事項
想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。

(a)

可搬型設備用軽油タンク
3.14.2.1.2

(b)

参照

タンクローリ3.14.2.1.2

参照

(2)

操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）

(i)

要求事項
想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

3.14-181

(a)

可搬型設備用軽油タンク
3.14.2.1.2

(b)

参照

タンクローリ3.14.2.1.2

参照

(3)

試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）

(i)

要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中及び停止中に試験又は検査ができるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性について」

に示す。

(a)

可搬型設備用軽油タンク
3.14.2.1.2

(b)

参照

タンクローリ3.14.2.1.2

参照

(4)

切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）

(i)

要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる

3.14-182

機能を備えるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4操作性及び試験・検査性について」に示す。

燃料補給設備は，本来の用途以外の用途には使用しない。

(a)

可搬型設備用軽油タンク
3.14.2.1.2

(b)

参照

タンクローリ3.14.2.1.2

参照

(5)

悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）

(i)

要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

(a)

可搬型設備用軽油タンク
3.14.2.1.2

参照

3.14-183

(b)タンクローリ3.14.2.1.2

参照

(6)

設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）

(i)

要求事項
想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3環境条件等」に示す。

燃料補給設備の操作が必要な機器は，第3.14.3.2.1-1表に示すとおりに設置されており，炉心損傷後の格納容器ベントの実施前には周辺の放射線量が低いこと，また格納容器ベント実施後は，格納容器ベント直後の操作が不要となる様に運用することから，操作を行うことが可能である。

3.14-184

3.14.2.7.4.2

設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合方針(1)

容量（設置許可基準規則第 43 条第 2 項一）

(i)

要求事項
想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。

(ⅱ)

適合性

基本方針については，「2.3.2(a)容量等」に示す。

可搬型設備用軽油タンク
3.14.2.1.2

参照

(2)

共用の禁止（設置許可基準規則第 43 条第 2 項二）

(i)

要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限
りでない。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

燃料補給設備は，敷地内に二以上の発電用原子炉施設はないことから，共用しない設計とする。
3.14-185

(3)設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 2 項

三）
(i)

要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設
備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

等について」に示す。

(a)

可搬型設備用軽油タンク
3.14.2.1.2

参照

3.14-186

多様性，位置的分散，悪影響防止

3.14.2.7.4.3

設置許可基準規則第 43 条第 3 項への適合方針(1)

容量（設置許可基準規則第 43 条第 3 項一）

(i)

要求事項
想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.2(b)容量等」に示す。

タンクローリ3.14.2.1.2

参照

(2)

確実な接続（設置許可基準規則第 43 条第 3 項二）

(i)

要求事項
常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。）と接続するものにあっては，当該常設設備と容易かつ確実に接続することができ，かつ，二以上の系統又は発電用原子炉施設が相互に使用することができるよう，接続部の規格の統一その他の適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」

に示す。

(b)

タンクローリ3.14-187

3.14.2.1.2

参照

(3)

複数の接続口（設置許可基準規則第 43 条第 3 項三）

(i)

要求事項
常設設備と接続するものにあっては，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外から水又は電力を供給するものに限る。）の接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設けるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

(b)

タンクローリ3.14.2.1.2

参照

(4)

設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項四）

(i)

要求事項
想定される重大事故等が発生した場合において可搬型重大事故等対処設備を設置場所に据え付け，及び常設設備と接続することができる
よう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所
への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3

3.14-188

環境条件等」に示す。

(b)タンクローリ3.14.2.1.2

参照

(5)

保管場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項五）

(i)

要求事項
地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管すること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

(b)

タンクローリ3.14.2.1.2

参照

(6)

アクセスルートの確保（設置許可基準規則第 43 条第 3 項六）

(i)

要求事項
想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，工場等
内の道路及び通路が確保できるよう，適切な措置を講じたものである
こと。

3.14-189

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」

に示す。

(b)

タンクローリ3.14.2.1.2

参照

3.14-190

3.14.3

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

3.14.3.1

非常用交流電源設備

3.14.3.1.1

設備概要

非常用交流電源設備は，外部電源が喪失した場合，非常用所内電気設備に電源を供給することにより，重大事故等が発生した場合において炉心の著し
い損傷，格納容器の破損，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷及び運転停止中原子炉内燃料体の著しい損傷を防止することを目的として設置するものである。
本系統は，ディーゼルエンジン及び発電機を搭載した「Ｄ／Ｇ（ＨＰＣＳ
Ｄ／Ｇを含む）」，Ｄ／Ｇの冷却に必要な海水を送水する「Ｄ／Ｇ用海水ポ
ンプ」，Ｄ／Ｇの燃料を保管する「軽油貯蔵タンク」，Ｄ／Ｇ近傍で燃料を保管する「燃料デイタンク」，軽油貯蔵タンクから燃料デイタンクまで燃料を移送する「燃料移送ポンプ」，Ｄ／Ｇから非常用所内電気設備に給電する電路である「Ｍ／Ｃ」で構成する。
Ｄ／Ｇは，Ｍ／Ｃの電源喪失を検出し，自動起動することでＭ／Ｃに電源を供給する。Ｄ／Ｇの燃料は軽油貯蔵タンクから燃料デイタンクに燃料移送ポンプを用いて自動で供給され，燃料デイタンクから自重でＤ／Ｇに供給される。Ｄ／Ｇの海水冷却系は，Ｄ／Ｇの起動に伴い自動起動することで，運転中のＤ／Ｇへ冷却用海水を供給する。
また，非常用及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル冷却系海水系（以下「Ｄ／Ｇ海水系」という。）の機能喪失により非常用所内電気設備への給電ができない場合は，可搬型代替注水大型ポンプによりＤ／Ｇ海水系に海水を送水し，Ｄ／Ｇ ２Ｃ・２Ｄ及びＨＰＣＳ Ｄ／Ｇの電源供給機能を復旧する手段がある。
本系統全体の系統図を，第3.14.3.1.1-1図に，Ｄ／Ｇ燃料移送系統の系統
3.14-191

図を，第3.14.3.1.1-2図に，Ｄ／Ｇ海水系の系統図を，第3.14.3.1.1-3図に,本系統に属する重大事故等対処設備（設計基準拡張）を第3.14.3.1.1-1表に示す。
本系統は設計基準対処施設であるとともに，想定される重大事故時等においてその機能を考慮するため，重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置付ける。

3.14-192

第3.14.3.1.1-1図

非常用交流電源設備

3.14-193

系統図（設計基準拡張）

第3.14.3.1.1-2図Ｄ／Ｇ（ＨＰＣＳ

Ｄ／Ｇを含む）燃料移送系統系統図

3.14-194第3.14.3.1.1-3図

第3.14.3.1.1-1表

Ｄ／Ｇ（ＨＰＣＳ

Ｄ／Ｇ含む）海水系統

系統図

非常用交流電源設備に関する重大事故等対処設備（設計基準拡張）一覧
設備区分
主要設備
附属設備

燃料流路
燃料流路
交流電路
直流電路

設備名
Ｄ／Ｇ（ＨＰＣＳ Ｄ／Ｇを含む）【常設】
燃料移送ポンプ【常設】Ｍ／Ｃ ２Ｃ【常設】Ｍ／Ｃ ２Ｄ【常設】Ｍ／Ｃ ＨＰＣＳ【常設】軽油貯蔵タンク【常設】燃料デイタンク【常設】Ｄ／Ｇ（ＨＰＣＳ Ｄ／Ｇを含む）燃料供給系配管・弁【常設】Ｄ／Ｇ（ＨＰＣＳ Ｄ／Ｇを含む）〜Ｍ／Ｃ ２Ｃ【常設】Ｄ／Ｇ（ＨＰＣＳ Ｄ／Ｇを含む）〜Ｍ／Ｃ ２Ｄ【常設】Ｄ／Ｇ（ＨＰＣＳ Ｄ／Ｇ）〜Ｍ／Ｃ ＨＰＣＳ【常設】−3.14-1953.14.3.1.2

主要設備の仕様

主要設備の仕様を以下に示す。
(1)

Ｄ／Ｇ
エンジン
型

式

個

数：2

出

力：5,500kW（1台あたり）

起動時間:10秒
使用燃料:軽油
発電機
個

数:2

種

類:3相同期発電機

容量:6,500kVA/台

力

率:O.8

電

圧:6.9kV

周波数：50Hz
設置箇所:原子炉建屋附属棟地下1階

(2)

ＨＰＣＳ

Ｄ／Ｇ

エンジン
個

数：1

出

力：3,050kW

起動時間:10秒
使用燃料:軽油
発電機
3.14-196

個

数:1

種

類:3相同期発電機

容量:3,500kVA/台

力

率:O.8

電

圧:6.9kV

周波数：50Hz
設置箇所:原子炉建屋附属棟地下1階

3.14.3.1.3

設置許可基準規則第43条への適合方針

Ｄ／Ｇ（ＨＰＣＳ

Ｄ／Ｇを含む）については，設計基準対処施設として使用する場合と同様の系統構成で重大事故等においても使用するため，他の施設に悪影響を及ぼさない設計とする。
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

Ｄ／Ｇ（ＨＰＣＳ

Ｄ／Ｇを含む）については，設計基準事故時の交流電源供給機能を兼用しており，設計基準事故時に使用する場合の容量が，重大事故等の収束に必要な容量に対して十分である。
基本方針については，「2.3.2

Ｄ／Ｇ（ＨＰＣＳ

容量等」に示す。

Ｄ／Ｇを含む）については，原子炉建屋附属棟地下1階に設置される設備であることから，想定される重大事故等が発生した場合における原子炉建屋附属棟地下1階の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮できる設計とする。
想定する環境条件を，第3.14.3.1.3-1表に示す。
3.14-197

第3.14.3.1.3-1表
環境条件
温度，圧力，湿度，
放射線
屋外の天候による影響
海水を通水する系
統への影響
地震
風（台風），竜巻，
積雪，火山の影響想定する環境条件(非常用交流電源設備)

対応
設置場所である原子炉建屋附属棟1階で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
常時海水を通水するため，耐腐食性材料を使用する。
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で，機器が損傷しないことを確認する。（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）
原子炉建屋附属棟1階に設置するため，風（台風），竜巻，積雪及び火山の影響を受けない。

また，Ｄ／Ｇ（ＨＰＣＳ

Ｄ／Ｇを含む）は，中央制御室にて操作可能な設計とする。
基本方針については，「2.3.3

Ｄ／Ｇ（ＨＰＣＳ

環境条件等」に示す。

Ｄ／Ｇを含む）については，設計基準対処施設として使用する場合と同じ系統溝成で重大事故等においても使用する設計とする。
また，Ｄ／Ｇ及びＨＰＣＳ

Ｄ／Ｇについては，発電用原子炉の運転中に定例試験を，また停止中に機能・性能検査及び分解点検が可能な設計とする。
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す

3.14-198

3.14.3.2

可搬型代替注水大型ポンプ

設計基準事故対処設備の非常用及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル冷却系
海水系の故障により重大事故に至る恐れがある事故が発生した場合において炉心の著しい損傷，原子炉格納容器の破損，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷及び運転停止中原子炉内燃料体の著しい損傷を防止することができる電力を供給するため，海水を用いてＤ／Ｇ（ＨＰＣＳ含む）の冷却水を確保することにより必要な電力を給電するために，可搬型代替注水大型ポンプを設置するものである。

3.14-199

3.16

原子炉制御室【59条】【設置許可基準規則】（原子炉制御室）
第五十九条

第二十六条第一項の規定により設置される原子炉制御室には、重大事故が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な設備を設けなければならない。

（解釈）１

第５９条に規定する「運転員がとどまるために必要な設備」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
ａ）原子炉制御室用の電源（空調及び照明等）は、代替交流電源設備からの給電を可能とすること。
ｂ）炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉制御室の居住性について、次の要件を満たすものであること。
①

本規程第３７条の想定する格納容器破損モードのうち、原子炉制御室の運転員の被ばくの観点から結果が最も厳しくなる事故収束に成功
した事故シーケンス（例えば、炉心の著しい損傷の後、格納容器圧力逃がし装置等の格納容器破損防止対策が有効に機能した場合）を想定
すること。

②

運転員はマスクの着用を考慮してもよい。ただしその場合は、実施のための体制を整備すること。

③

交代要員体制を考慮してもよい。ただしその場合は、実施のための体制を整備すること。

④

判断基準は、運転員の実効線量が7日間で100mSvを超えないこと。
3.16-1ｃ）原子炉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、原子炉制御室への汚染の持ち込みを防止するため、モニタリング及び作業服の着替え等を行うための区画を設けること。

3.16-23.16

原子炉制御室3.16.1

設置許可基準規則第59条への適合方針

中央制御室には，重大事故が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な重大事故等対処設備として，中央制御室及び中央制御室待避室の照明を確保するための設備，居住性を確保するための設備及び汚染の持込みを防止するための設備を設置及び保管する。

(1)

中央制御室及び中央制御室待避室の照明を確保するための設備（設置許可基準解釈の第1項

a））

重大事故等発生時であって，中央制御室の照明が全て消灯した場合又は中央制御室待避室に待避する場合においても，中央制御室及び中央制御室
待避室の照明は，常設代替交流電源設備から給電可能な可搬型照明（ＳＡ）
により必要な照度を確保可能な設計とする。
加えて，可搬型照明（ＳＡ）は12時間以上無充電で点灯する蓄電池を内蔵しており，全交流動力電源喪失発生から常設代替交流電源設備による給電を再開するまでの間（90分以内）の照明についても確保可能である。
また，炉心の著しい損傷が発生した場合においても中央制御室待避室に待避している間（約300分）の照明についても，可搬型照明（ＳＡ）により確保可能な設計とする。

(2)

居住性を確保するための設備（設置許可基準解釈の第1項a），b））(ⅰ)

遮蔽及び換気設備
中央制御室は，炉心の著しい損傷が発生した場合において，中央制
御室換気系を給気隔離弁及び排気隔離弁により外気を遮断し，高性能粒子フィルタ及びチャコールフィルタを通る閉回路循環方式とし，運3.16-3

転員を過度の放射線被ばくから防護する設計とする。
また，原子炉建屋ガス処理系により，格納容器から漏えいしたガスに含まれる放射性物質を低減しつつ原子炉建屋外に排出することで，運転員を過度の放射線被ばくから防護する設計とする。
更に，炉心の著しい損傷後の格納容器圧力逃がし装置を作動させる
際のプルームの影響による運転員の被ばくを低減するため，中央制御
室内に中央制御室待避室を設ける。中央制御室待避室は，中央制御室
待避室遮蔽に囲まれた気密空間を，気密扉を閉操作することにより外気から遮断し，中央制御室待避室空気ボンベユニットにより正圧化することで，外気の流入を一定時間完全に遮断することが可能な設計とする。また，中央制御室待避室には差圧計を設置し，中央制御室待避室が正圧化できていることを把握可能な設計とする。

(ⅱ)

衛星電話設備（固定型）（待避室）及びデータ表示装置（待避室）
中央制御室待避室には，炉心の著しい損傷が発生した場合において，中央制御室待避室に待避した場合においても，データ表示装置（待避室）及び衛星電話設備（固定型）（待避室）を設置することで，継続的にプラントの監視を行うことができる設計とする。なお，必要に応じ中央制御室制御盤でのプラント操作を行うことができる。
また，衛星電話設備（固定型）（待避室）により発電所内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設計とする。

(ⅲ)

酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計
中央制御室には，可搬型の酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を保管することで，中央制御室及び中央制御室待避室の酸素及び二酸化炭素
3.16-4

濃度が運転員の活動に支障がない範囲にあることを把握可能な設計とする。

上記の中央制御室及び中央制御室待避室の居住性機能として，運転員の被ばくの観点から結果が最も厳しくなる重大事故等発生時においても運転員の実効線量が7日間で100mSvを超えない設計とする。
なお，中央制御室換気系設備（空気調和機ファン，フィルタ系ファン，
給気隔離弁及び排気隔離弁），非常用ガス再循環系排風機，非常用ガス処
理系排風機，衛星電話設備（固定型）（待避室）及びデータ表示装置（待避室）は，全交流動力電源喪失時においても常設代替交流電源設備から給電できる設計とする。

(3)

汚染の持ち込みを防止するための設備（設置許可基準解釈の第1項c））
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室内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，身体の汚染検査及び作業服の着替え等を行うためのチェンジングエリアを設ける設計とする。
照明については，可搬型照明（ＳＡ）により確保できる設計とする。
なお，チェンジングエリア用資機材については「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」の「1.16原子炉制御室の居住性に関する手順等【解釈】1ａ）項」を満足するための資機材（放射線防護措置）として位置付ける。

3.16-5

3.16.2

重大事故等対処設備

3.16.2.1

中央制御室及び中央制御室待避室の照明を確保するための設備及び汚染の持ち込を防止するための設備

3.16.2.1.1

設備概要

中央制御室及び中央制御室待避室の照明を確保するための設備は，重大事故等が発生した場合に運転員が中央制御室又は中央制御室待避室にとどまり監視操作に必要な照度を確保することを目的として設置するものである。また，汚染の持ち込みを防止するための設備は，放射線管理班員がチェンジン
グエリアの設置に必要な照度を確保することを目的として設置するものである。
本設備は，蓄電池を内蔵した可搬型照明（ＳＡ）より構成されている。
可搬型照明（ＳＡ）は，通常時，常用電源設備により内蔵している蓄電池を充電し，全交流動力電源喪失発生時に蓄電池により点灯させるとともに，常設代替交流電源設備からの給電を可能とし，運転員が中央制御室又は中央
制御室待避室にとどまり監視操作に必要な照度を確保する設計とする。
また，汚染の持ち込を防止するための設備として，放射線管理班員がチェ
ンジングエリアにおける身体の汚染検査に必要な照度を確保する設計とする。
なお，可搬型照明（ＳＡ）は，12時間以上無充電で点灯可能な蓄電池を内蔵しており，全交流動力電源喪失発生から常設代替交流電源設備による給電を再開するまでの間（90分以内）に必要な照度を確保可能な設計とする。
また，中央制御室待避室に待避している間（約300分）の照明についても，可搬型照明（ＳＡ）により確保可能な設計とする。
照明を確保するための設備の重大事故等対処設備一覧を第3.16-1表に示す。

3.16-6

第3.16-1表

照明を確保するための設備に関する重大事故等対処設備一覧

設備区分

設備名

主要設備
付属設備
水源
流路
注水先
電源設備 ※1

可搬型照明（ＳＡ）【可搬】――――
常設代替交流電源設備
常設代替高圧電源装置【常設】常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプ【常設】
緊急用遮断器【常設】緊急用Ｍ／Ｃ【常設】緊急用動力変圧器【常設】緊急用Ｐ／Ｃ【常設】緊急用ＭＣＣ【常設】軽油貯蔵タンク【常設】―計装設備※1：単線結線図を補足説明資料59-2に示す。
なお，電源設備については「3.14

電源設備（設置許可基準規則第57条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.16-7

3.16.2.1.2(1)

主要設備の仕様

可搬型照明（ＳＡ）
種

類：蓄電池内蔵型照明個

数：7（予備2）

使用場所：原子炉建屋付属棟3階（中央制御室，中央制御室待避室）
原子炉建屋付属棟4階（空調機械室）

保管場所：原子炉建屋付属棟3階（中央制御室）
原子炉建屋付属棟4階（空調機械室）（59-3-2）

3.16-8

3.16.2.1.3

設置許可基準規則第43条への適合方針

3.16.2.1.3.1(1)

設置許可基準規則第43条第1項への適合方針

環境条件（設置許可基準規則第43条第1項一）
(ⅰ)

要求事項
想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

可搬型照明（ＳＡ）は，中央制御室内，中央制御室待避室内及び空調機械室内に設置される設備であることから，その機能を期待される
重大事故等発生時における中央制御室内，中央制御室待避室内及び空調機械室内の環境条件を考慮し，第3.16-2表に示す設計とする。
可搬型照明（ＳＡ）は，設置場所である中央制御室内，中央制御室
待避室内及び空調機械室内で操作可能な設計とする。
（59-3-2）

3.16-9

第3.16-2表想定する環境条件

環境条件
温度，圧力，湿度，放射線
屋外の天候による影響
海水を通水する系統への影響
地震
風（台風），竜巻，積雪，火山の影響
電磁的障害

(2)

対応
設置場所である中央制御室内，中央制御室待避室内
及び空調機械室内で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
海水を通水することはない。
保管場所で想定される適切な地震荷重との組合せを考慮した上で，機器が損傷しない設計とする。
中央制御室及び空調機械室に設置するため，風（台風），竜巻，積雪及び火山の影響を受けない。
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

操作性（設置許可基準規則第43条第1項二）
(ⅰ)

要求事項
想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4操作性及び試験・検査性について」に示す。

可搬型照明（ＳＡ）は，人力による持ち運びが可能で，運転員又は放射線管理班員が，中央制御室又は空調機械室の保管場所から，照度の確保が必要な場所へ移動させ使用する。
可搬型照明（ＳＡ）は，全交流動力電源喪失時に内蔵している蓄電池により点灯可能であり，常設代替交流電源設備からの給電開始後は，
3.16-10

緊急用電源設備のコンセントに接続することで，常設代替交流電源設
備からの給電による点灯に切替え可能な設計とすることで，確実に操作できる設計とする。
（59-3-2）
可搬型照明（ＳＡ）の操作場所である中央制御室，中央制御室待避室及び空調機械室には，操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。

(3)

試験及び検査（設置許可基準規則第43条第1項三）
(ⅰ)

要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

可搬型照明（ＳＡ）は，第3.16-3表に示すように原子炉の運転中又は停止中に外観検査，機能・性能検査が可能な設計とする。
可搬型照明（ＳＡ）は，原子炉の運転中又は停止中に外観検査として目視により性能に影響を及ぼすおそれのある損傷有無を確認する。
また，原子炉の運転中又は停止中に機能・性能検査として内蔵している蓄電池による点灯確認が可能な設計とする。
（59-5-2）

3.16-11

第3.16-3表

可搬型照明（ＳＡ）の試験・検査

原子炉の状態

項目

内容

外観検査

外観の確認

機能・性能検査

点灯確認

運転中又は停止中(4)

切り替えの容易性（設置許可基準規則第43条第1項四）
(ⅰ)

要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

可搬型照明（ＳＡ）は，本来の用途以外の用途には使用しない設計とする。
なお，中央制御室，中央制御室待避室及び空調機械室における常設
代替交流電源設備から給電される緊急用電源設備への接続方法をコン
セントタイプとすることで，速やかに接続が可能な設計とする。

(5)

悪影響の防止（設置許可基準規則第43条第1項五）
(ⅰ)

要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。

3.16-12

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

可搬型照明（ＳＡ）は，通常時，常用電源設備からの給電により内蔵している蓄電池を充電していることから，可搬型照明（ＳＡ）で不具合が発生した場合に，非常用電源設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
また，常設代替交流電源設備から給電される緊急用電源設備のコンセントに接続する場合は，可搬型照明（ＳＡ）で不具合が発生した場合に常設代替交流電源設備から給電されている設備に悪影響を及ぼさないよう遮断器を設置する設計とする。
（59-2-2）(6)

設置場所（設置許可基準規則第43条第1項六）
(ⅰ)

要求事項
想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

可搬型照明（ＳＡ）は，原子炉建屋原子炉棟外のため放射線が高く
3.16-13

なるおそれの少ない中央制御室，中央制御室待避室及び空調機械室に設置し，設置場所で操作可能な設計とする。
（59-3-2）

第3.16-4表

操作対象機器設置場所

機器名称

設置場所

操作場所

可搬型照明（ＳＡ）

中央制御室
中央制御室待避室
空調機械室

中央制御室
中央制御室待避室
空調機械室

3.16-14

3.16.2.1.3.2(1)

設置許可基準規則第43条第3項への適合方針

容量（設置許可基準規則第43条第3項一）
(ⅰ)

要求事項
想定される重大事故等の収束に必要な容量に加え，十分に余裕のある容量を有するものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.2

容量等」に示す。

可搬型照明（ＳＡ）は，中央制御室及び中央制御室待避室で，操作又は監視可能な照度を確保するため，中央制御室に3個，中央制御室
待避室に1個設置する。また，空調機械室に設けるチェンジングエリ
アの設置に必要な照度を確保するため，空調機械室に3個設置する。
故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップとしての予備を1個とし，合計8個の可搬型照明（ＳＡ）を中央制御室及び空調機械室に保有する。

(2)

確実な接続（設置許可基準規則第43条第3項二）
（ⅰ）

要求事項
常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。）と接続するものにあっては，当該常設設備と容易かつ確実に接続することができ，かつ，二以上の系統又は発電用原子炉施設が相互に使用することができるよう，接続部の規格の統一その他の適切な措置を講じたものであること。
3.16-15

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

可搬型照明（ＳＡ）の接続部は，コンセントタイプで統一しており，容易かつ確実に接続が可能な設計とする。

(3)

複数の接続口（設置許可基準規則第43条第3項三）
(ⅰ)

要求事項
常設設備と接続するものにあっては，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外から水又は電力を供給するものに限る。）の接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設けるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

可搬型照明（ＳＡ）は，可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外から水又は電力を供給するものに限る。）に該当しないことから，対象外である。

(4)

設置場所（設置許可基準規則第43条第3項四）
(ⅰ)

要求事項
想定される重大事故等が発生した場合において可搬型重大事故等対
3.16-16

処設備を設置場所に据え付け，及び常設設備と接続することができる
よう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所
への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

3.16.2.1.3(6)設置場所（設置許可基準規則第43条第1項六）に同じ。
（59-3-2）(5)

保管場所（設置許可基準規則第43条第3項五）
(ⅰ)

要求事項
地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管すること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

可搬型照明（ＳＡ）は，地震，津波，その他の外部事象による損傷の防止が図られた中央制御室及び空調機械室に固縛して保管する。
（59-7-2）

3.16-17(6)アクセスルートの確保（設置許可基準規則第43条第3項六）
(ⅰ)

要求事項
想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，工場等
内の道路及び通路が確保できるよう，適切な措置を講じたものである
こと。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

可搬型照明（ＳＡ）は，地震，津波，その他の外部事象による損傷の防止が図られた中央制御室及び空調機械室に保管し，中央制御室，中央制御室待避室又は空調機械室で使用することからアクセス不要であり対象外とする。

(7)

設計基準事故対処設備及び常設重大事故等防止設備との多様性（設置許可基準規則第43条第3項七）
(ⅰ)

要求事項
重大事故防止設備のうち可搬型のものは，共通要因によって，設計基準事故対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設重大事故防止設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。

3.16-18

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

可搬型照明（ＳＡ）は，設計基準事故対処設備である中央制御室非常用照明設備とは別に遮断器を設け，電気的分離を図ることで，同時に機能が損なわれることのない設計とする。
可搬型照明（ＳＡ）は，運転員等が中央制御室又は中央制御室待避
室にとどまり監視操作に必要な照度，及びチェンジングエリアにおける身体の汚染検査等に必要な照度を確保できるよう，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた中央制御室内及び空調機械室内に固縛して保管することにより，可能な限りの頑健性を有する設計とする。
可搬型照明（ＳＡ）は，通常時，常用電源設備により内蔵している蓄電池を充電し，全交流動力電源喪失時に蓄電池により点灯するとともに，常用電源設備とは多様性を有した常設代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
なお，電源設備の詳細については，「3.14

電源設備（設置許可基準規則第57条に対する設計方針を示す章）」にて示す。
（59-2-2）

3.16-19

3.16.2.2
3.16.2.2.1

居住性を確保するための設備
設備概要

居住性を確保するための設備は，炉心の著しい損傷が発生した場合においても運転員が中央制御室にとどまることを目的として設置するものである。
本設備は，中央制御室遮蔽，中央制御室待避室遮蔽，中央制御室換気系の空気調和機ファン，フィルタ系ファン，高性能粒子フィルタ，チャコールフ
ィルタ，原子炉建屋ガス処理系の非常用ガス再循環系排風機，非常用ガス処
理系排風機，非常用ガス再循環系粒子用高効率フィルタ，非常用ガス再循環
系よう素用チャコールフィルタ，非常用ガス処理系粒子用高効率フィルタ，
非常用ガス処理系よう素用チャコールフィルタ，及び中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ），差圧計，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計，
衛星電話設備（固定型）（待避室），データ表示装置（待避室）等から構成する。
居住性を確保するための設備の重大事故等対処設備一覧を第3.16-5表に，換気系設備の系統概略図を第3.16-1-1図及び第3.16-1-2図に，衛星電話設備（固定型）（待避室）及びデータ表示装置（待避室）の系統概略図を第3.16-2図に示す。

(1)

遮蔽及び換気系設備
中央制御室遮蔽は，原子炉建屋付属棟と一体の中央制御室バウンダリを形成するコンクリート構造物であり，重大事故等発生時において，中央制
御室にとどまる運転員の被ばく線量を低減するために必要な遮蔽厚さを有する設計とする。
中央制御室換気系は，重大事故等時において放射性物質等が環境に放出された場合に，中央制御室換気系を給気隔離弁及び排気隔離弁により外気
3.16-20

との連絡口を遮断し，空気調和機ファン及びフィルタ系ファンにより，高性能粒子フィルタ及びチャコールフィルタを通した閉回路循環方式とし，運転員を過度の放射線被ばくから防護する設計とする。また，本設備は常設代替交流電源設備からの給電を可能とする。
原子炉建屋ガス処理系は，格納容器から漏えいしたガスに含まれる放射性物質を低減しつつ原子炉建屋外に排出することで，運転員を過度の放射線被ばくから防護する設計とする。また，本設備は常設代替交流電源設備
からの給電を可能とする。
更に，炉心の著しい損傷後に格納容器圧力逃がし装置を作動させる際のプルームの影響による運転員の被ばくを低減するため，中央制御室内に中央制御室待避室を設置する。本設備は，中央制御室待避室遮蔽，並びに中央制御室待避室の居住性を確保するための中央制御室待避室空気ボンベユ
ニット及び差圧計により構成する。
中央制御室待避室遮蔽は，原子炉建屋付属棟と一体のコンクリート構造物であり，重大事故発生時に運転員の被ばく線量を低減するために必要な遮蔽厚さを有する設計とする。
中央制御室待避室空気ボンベユニットは，中央制御室待避室遮蔽によって囲まれ，気密扉により外気から遮断された気密空間を空気ボンベの空気で加圧し，待避室内を正圧化することで一定時間外気の流入を完全に遮断することが可能な設計とする。

(2)

衛星電話設備（固定型）（待避室）及びデータ表示装置（待避室）
中央制御室待避室に衛星電話設備（固定型）（待避室）を設けることで，重大事故等発生時に正圧化した中央制御室待避室に待避した場合においても，発電所内の緊急時対策所及び屋外の通信連絡をする必要のある場所と3.16-21

通信連絡を行うことができる設計とする。
また，中央制御室待避室にデータ表示装置（待避室）を設けることで，中央制御室待避室の正圧化バウンダリ外に出ることなく継続的にプラントの監視を行うことができる設計とする。
なお，衛星電話設備（固定型）（待避室）及びデータ表示装置（待避室）
は，全交流動力電源喪失時においても常設代替交流電源設備から給電できる設計とする。

(3)

酸素濃度計，二酸化炭素濃度計
重大事故等対処設備（居住性の確保）として，重大事故等発生時において中央制御室換気系を閉回路循環方式とする場合，又は中央制御室待避室
を空気ボンベユニットにより正圧化し，外気の流入を一定時間完全に遮断する場合に，室内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度が運転員等の活動に支障がない範囲にあることを把握するため，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を保管する。なお，中央制御室待避室のボンベユニットによる正圧化は，重大事故発生時に格納容器圧力逃がし装置を作動させる際のプルーム影響
による運転員の被ばくを低減するために実施するものである。

また，上記の中央制御室及び中央制御室待避室の居住性機能と併せて，運転員の交代要員体制及び交代時の全面マスクの着用を考慮し，それらの実施のための体制の整備により，運転員の被ばくの観点から結果が最も厳しくなる重大事故等時においても運転員の実効線量が7日間で100mSvを超えないよう，居住性が確保できる設計とする。

3.16-22

第3.16-5表

居住性を確保するための設備に関する重大事故等対処設備一覧

設備区分

設備名

主要設備

中央制御室遮蔽【常設】中央制御室待避室遮蔽【常設】中央制御室換気系空気調和機ファン【常設】中央制御室換気系フィルタ系ファン【常設】中央制御室換気系高性能粒子フィルタ【常設】中央制御室換気系チャコールフィルタ【常設】
非常用ガス再循環系排風機【常設】非常用ガス処理系排風機【常設】非常用ガス再循環系粒子用高効率フィルタ【常設】
非常用ガス再循環系よう素用チャコールフィルタ【常設】
非常用ガス処理系粒子用高効率フィルタ【常設】
非常用ガス処理系よう素用チャコールフィルタ【常設】
衛星電話設備（固定型）（待避室）【常設】
データ表示装置（待避室）【可搬】
中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）【可搬型】
酸素濃度計【可搬】
二酸化炭素濃度計【可搬】
差圧計【常設】――
中央制御室換気系給気隔離弁【常設】中央制御室換気系排気隔離弁【常設】非常用ガス再循環系 配管・弁【常設】非常用ガス処理系 配管・弁【常設】中央制御室待避室空気ボンベユニット（配管・弁）【常設】
衛星電話設備（固定型）（屋外アンテナ）【常設】―
常設代替交流電源設備
常設代替高圧電源装置【常設】軽油貯蔵タンク【常設】常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプ【常設】緊急用遮断器【常設】緊急用Ｍ／Ｃ【常設】緊急用動力変圧器【常設】緊急用Ｐ／Ｃ【常設】緊急用ＭＣＣ【常設】
―

付属設備
水源
流路

注水先
電源設備※1

計装設備

3.16-23

※1：単線結線図を補足説明資料59-2に示す。
なお，電源設備については「3.14

電源設備（設置許可基準規則第57条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.16-24

排気隔離弁
MO

MO

MO

MO

MO

バグ フ ィルタ

MO

空気ボンベ

空気調和機

冷却コイル

チャコー ルフィ ルタ

高 性能粒 子フィル タ

高 性能粒 子フィルタ

(A)

中央制御室
待避室

ファン

中央制御室

冷却コイル

フィルタ系
ファン

バグフィルタ

高性 能粒 子フィ ルタ

チ ャコー ルフィルタ

高性能粒 子フィ ル タ

バグフィルタ

AO

バグフィルタフィルタユニット
AO

バグフィルタ

AO

給気隔離弁

(B)

AO

中央制御室換気系は2系列（A系，B系）から構成されている。
図はA系供用時を示す。

第3.16-1-1図

換気系設備の系統概略図（中央制御室換気系）

3.16-25

原子炉建屋原子炉棟

原子炉建屋ガス処理系(非常用ガス再循環系)

AO

電気加熱器

プレフィルタヘパフィルタスペースヒータ

チャコールフィルタ

ヘパフィルタ

湿分除去装置電気加熱器

プレフィルタヘパフィルタスペースヒータ

チャコールフィルタ

ヘパフィルタ

AO

AO

(A)

AO

GD

(B)

AO

GD

非常用ガス再循環系
排風機

非常用ガス再循環系フィルタユニット

非常用ガス処理系
排風機

ヘパフィルタAO

ヘパフィルタAO

チャコールフィルタ

GD

チャコールフィルタ(B)

AO

スペースヒータ

AO

スペースヒータ

GD

電気加熱器

(A)

電気加熱器

(非常用ガス処理系)

AO

AO

非常用ガス処理系フィルタユニット

非常用ガス再循環系及び非常用ガス処理系は2系列（A系，B系）から構成されている。
図はA系供用時を示す。

第3.16-1-2図

換気系設備の系統概略図（原子炉建屋ガス処理系）

3.16-26

非常用ガス処理系排気筒へ湿分除去装置

AO

発電所内

東海第二発電所

無線通信
装置

中央制御室
待避室
衛星電話設備（固定型）（退避室）

携行型有線
通話装置

データ表示装置
（退避室）

衛星無線
通信装置
無線連絡設備（携帯型）

無線連絡設備（携帯型）

衛星電話設備（固定型）

ＳＰＤＳデータ
表示装置ａ
緊急時対策支援システム伝送装置

中央制御室等
制御盤

必要な情報を把握できる設備
安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ）

衛星無線
通信装置※１
光ファイバ通信伝送装置 ※１

データ伝送設備

データ
伝送装置
携行型有線
通話装置

通信 事 業者 回 線（（
統 合 原子 力 防災
ネットワーク（有線系）

衛星電話設備（固定型）

衛星電話設備（携帯型）

衛星電話設備（屋外アンテナ）

通 信事業 者回線（
（統合原子 力防災
ネットワーク）（（衛星系 ）

中央制御室

無線通信
装置

通信 事 業者 回 線（（衛星系）

衛星電話設備（屋外アンテナ）

発電所外

統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備
ＩＰ電話

ＩＰ−ＦＡＸ

テレビ会議システム

原子炉建屋附属棟ａ

緊急時対策所【凡例】：有線系回線
：衛星系回線：無線系回線：通信・データの流れ※１：統合原子力防災ネットワークを超えた範囲から緊急時対策支援システム（ＥＲＳＳ）となる。
※２：中央制御室退避室以外の通信連絡を行うために必要な設備については「3.19通信連絡を行うために必要な設備（設置許可基準規則第 62条に対する設計方針を示す章）」で示す。

第 3.16-2 図

衛星電話設備（固定型）（待避室）及びデータ表示装置（待避室）
概略系統図

3.16-27

＜チャコールフィルタ＞個

数：1（予備1）

よう素除去効率（総合除去効率）：97％以上
取付箇所：原子炉建屋付属棟4階（4）

原子炉建屋ガス処理系＜非常用ガス再循環系排風機＞
個数：1（予備1）
容量：約17,000 m３ ／h／個
取付箇所：原子炉建屋原子炉棟5階＜非常用ガス再循環系よう素用チャコールフィルタ＞
個数：1（予備1）
よう素除去効率：90％以上（系統効率）
取付箇所：原子炉建屋原子炉棟5階＜非常用ガス再循環系粒子用高効率フィルタ＞
個数：1（予備1）
粒子除去効率：99.97％以上（直径0.5μm以上の粒子に対して）
取付箇所：原子炉建屋原子炉棟5階＜非常用ガス処理系排風機＞
個数：1（予備1）
容量：約3,570 m ３ ／h／個
取付箇所：原子炉建屋原子炉棟5階＜非常用ガス処理系よう素用チャコールフィルタ＞
個数：1（予備1）
よう素除去効率：97％以上（系統効率）
3.16-29

取付箇所：原子炉建屋原子炉棟5階＜非常用ガス処理系粒子用高効率フィルタ＞
個数：1（予備1）
粒子除去効率：99.97％以上（直径0.5μm以上の粒子に対して）
取付箇所：原子炉建屋原子炉棟5階(5)中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）個

数：約12（予備約8）

容量：約47L/本充 填 圧 力：約15MPa（35℃）
使用場所：原子炉建屋付属棟3階（中央制御室）
保管場所：原子炉建屋付属棟3階（中央制御室）(6)

衛星電話設備（固定型）（待避室）
設 備 名：衛星電話設備（固定型）（待避室）
使 用 回 線：衛星系回線
個

数：1

取 付 箇 所：原子炉建屋付属棟3階（中央制御室待避室）(7)

データ表示装置（待避室）
個

数：1（予備1）

使用場所：原子炉建屋付属棟3階（中央制御室待避室）
保管箇所：原子炉建屋付属棟3階（中央制御室）

(8)

差圧計
3.16-30

個数：1

設置場所：原子炉建屋付属棟3階（中央制御室待避室）

(9)

酸素濃度計
個

数：1（予備１）

使 用 場 所：原子炉建屋付属棟3階（中央制御室及び中央制御室待避室）
保 管 箇 所：原子炉建屋付属棟3階（中央制御室）(10)

二酸化炭素濃度計個

数：1（予備１）

使 用 場 所：原子炉建屋付属棟3階（中央制御室及び中央制御室待避室）
保 管 箇 所：原子炉建屋付属棟3階（中央制御室）

3.16-31

3.16.2.2.3

設置許可基準規則第43条への適合方針

3.16.2.2.3.1(1)(ⅰ)

設置許可基準規則第43条第1項への適合方針

環境条件（設置許可基準規則第43条第1項一）要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

中央制御室遮蔽，中央制御室待避室遮蔽，中央制御室換気系の空気調
和機ファン，フィルタ系ファン，高性能粒子フィルタ，チャコールフィ
ルタ，中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ），衛星電話
設備（固定型）（待避室），データ表示装置（待避室），差圧計，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計は，原子炉建屋付属棟内に，非常用ガス再循環系排風機，非常用ガス処理系排風機，非常用ガス再循環系よう素用
チャコールフィルタ，非常用ガス再循環系粒子用高効率フィルタ，非常用ガス処理系よう素用チャコールフィルタ及び非常用ガス処理系粒子用
高効率フィルタは，原子炉建屋原子炉棟内に設置される設備であることから，その機能を期待される重大事故等発生時における原子炉建屋付属棟内，又は原子炉棟内の環境条件を考慮し，第3.16-6表に示す設計とする。
（59-3-3〜8）

3.16-32

第3.16-6表

想定する環境条件

環境条件

対応

設置場所である原子炉建屋付属棟又は原子炉棟で想
温度，圧力，湿度，放定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐え射線られる性能を確認した機器を使用する。
屋外に設置するものではないため，天候による影響
屋外の天候による影響は受けない。
海水を通水する系統へ海水を通水することはない。
の影響
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損
地震傷しない設計とする（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す。）。
原子炉建屋付属棟又は原子炉棟内に設置するため，
風（台風），竜巻，積風（ 台風 ） ，竜 巻 ， 積雪 及び 火 山の 影 響 を受 けな
雪，火山の影響い。
重大事故等が発生した場合においても電磁波により電磁的影響機能が損なわれない設計とする。

(2)
(ⅰ)

操作性（設置許可基準規則第43条第1項二）要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるもの
であること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

居住性を確保するための設備のうち，操作が必要となる設備の操作は，スイッチ操作又は手動操作により，中央制御室又は中央制御室待避室から操作可能な設計等する。

中央制御室遮蔽及び中央制御室待避室遮蔽は，原子炉建屋付属棟と一3.16-33

体で構成されており，通常時及び重大事故等が発生した場合において，特段の操作を必要とせず使用できる設計とする。
中央制御室換気系の空気調和機ファン，フィルタ系ファン，給気隔離
弁及び排気隔離弁は，想定される重大事故等が発生した場合でも，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で使用できる設計とする。通常時の運転状態から重大事故等発生時の閉回路循環運転への運転
モード切替は，中央制御室換気系隔離信号により自動切替するほか，中央制御室でのスイッチ操作による手動切替も可能な設計とする。
原子炉建屋ガス処理系の非常用ガス再循環系排風機，非常用ガス処理
系排風機，非常用ガス再循環系弁及び非常用ガス処理系弁は，想定される重大事故等が発生した場合でも，設計基準対象施設として使用する場
合と同じ系統構成で使用できる設計とする。非常用ガス再循環系及び非常用ガス処理系の起動は，原子炉建屋隔離信号による自動起動するほか，
中央制御室でのスイッチ操作による手動起動も可能な設計とする。
換気系設備の操作が必要な対象機器について，第3.16-7表に示す。
中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）を運転するための弁操作は，想定される重大事故等が発生した場合において中央制御室の環境条件を考慮の上，中央制御室にて操作可能な設計とする。中央制
御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）の操作が必要な対象機器について，第3.16-8表に示す。
衛星電話設備（固定型）（待避室）は，中央制御室待避室で使用し，通信連絡を行うための操作をするにあたり，運転員の操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，重大事故等が発生した場合，特別な技量を要することなく，一般の電話機と同様の操作ができるとともに，通信連絡をする必要のある場所と確実に通信連絡が可能な設計とする。
3.16-34

操作が必要な対象機器について第3.16-9表に示す。
データ表示装置（待避室）の操作は，想定される重大事故等が発生した場合において，中央制御室内及び中央制御室待避室内の環境条件（被ばく影響等）を考慮の上，中央制御室待避室内にて操作可能な設計とする。操作場所である中央制御室待避室内は，十分な操作空間を確保する。
データ表示装置（待避室）は，人力による持ち運びができるとともに，保管場所である中央制御室にて保管ラックと固縛する等により転倒防止対策を実施する。
酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計の操作は，想定される重大事故等が発生した場合において，中央制御室内及び中央制御室待避室内の環境条
件を考慮の上，中央制御室内及び中央制御室待避室内にて操作可能な設計とする。操作場所である中央制御室内及び中央制御室待避室内は，十分な操作空間を確保する。また，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計の操作は，容易かつ確実に操作可能な設計とする。酸素濃度計及び二酸化炭
素濃度計は，人力による持ち運びができるとともに，保管場所である中央制御室内にて保管ケースの固縛等により転倒防止対策が可能な設計とする。
操作が必要な対象機器について第3.16-10表に示す。

3.16-35

第3.16-7表

操作対象機器（換気設備）

機器名称

操作内容

操作場所

操作方法

中央制御室換気系給気隔離弁
中央制御室換気系排気隔離弁
中央制御室換気系空気調和機
ファン
中央制御室換気系フィルタ系
ファン
非常用ガス再循環系排風機
非常用ガス処理系排風機
非常用ガス再循環系弁
非常用ガス処理系弁

開→閉
開→閉

中央制御室
中央制御室

スイッチ操作
スイッチ操作

起動・停止

中央制御室

スイッチ操作

起動・停止

中央制御室

スイッチ操作

起動・停止
起動・停止
閉→開
閉→開

中央制御室
中央制御室
中央制御室
中央制御室

スイッチ操作
スイッチ操作
スイッチ操作
スイッチ操作第3.16-8表

操作対象機器（中央制御室待避室空気ボンベユニット）

機器名称
中央制御室待避室空気ボンベ
ユニット空気ボンベ元弁
中央制御室待避室空気ボンベ
ユニット空気ボンベ集合弁
中央制御室待避室空気ボンベ
ユニット空気供給差圧調整弁
前後弁

操作内容

操作場所

操作方法

閉→開

中央制御室

手動操作

閉→開

中央制御室

手動操作

閉→開

中央制御室待避室

手動操作（59-3-3〜7）

3.16-36

第3.16-9表

操作対象機器（衛星電話設備（固定型）（待避室））

機器名称

状態の変化

操作場所

操作方法

衛星電話設備（固定型）（待避室）起動・停止（通信連絡）

中央制御室待避室スイッチ操作第3.16-10表

操作対象機器（データ表示装置（待避室））

機器名称

状態の変化

操作場所

操作方法

データ表示装置（待
避室）

起動・停止

中央制御室待避室スイッチ操作(3)(ⅰ)

試験及び検査（設置許可基準規則第43条第1項三）
要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

中央制御室遮蔽及び中央制御室待避室遮蔽は，断面寸法が確認でき，
第3.16-11表に示すように原子炉の運転・停止中に外観検査が確認できる設計とする。

3.16-37

第3.16-11表
原子炉の状態
運転中又は停止中

中央制御室遮蔽及び中央制御室待避室遮蔽の検査

項目

内容
遮蔽のひび割れ，表面劣化状態の外観確認。

外観検査

主要部分の断面寸法の確認。

中央制御室換気系の空気調和機ファン，フィルタ系ファン，高性能粒子フィルタ，チャコールフィルタ，給気隔離弁，排気隔離弁，並びに非常用ガス再循環系排風機，非常用ガス処理系排風機，非常用ガス再循環
系よう素用チャコールフィルタ，非常用ガス再循環系粒子用高効率フィルタ，非常用ガス処理系よう素用チャコールフィルタ，非常用ガス処理
系粒子用高効率フィルタ，及び中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）は，第3.16-12表に示すように原子炉の運転中又は停止
中に外観検査及び機能・性能検査を，また，停止中に分解検査が可能な設計とする。
中央制御室換気系の給気隔離弁，排気隔離弁は，原子炉の運転中又は停止中に機能・性能検査として開閉動作の確認によるが可能な設計とする。また，停止中に分解検査として弁の分解点検が可能な設計とする。
中央制御室換気系の空気調和機ファン，フィルタ系ファン，高性能フィルタ及びチャコールフィルタは，原子炉の運転中又は停止中に機能・性能検査として閉回路循環ラインによる運転状態の確認が可能な設計とする。
中央制御室換気系の空気調和機ファン及びフィルタ系ファンは，原子炉の停止中に分解検査としてファンの分解点検が可能な設計とする。
中央制御室換気系の高性能粒子フィルタ及びチャコールフィルタは，
原子炉の運転中又は停止中に機能・性能検査として差圧確認が可能な設
3.16-38計とする。また，原子炉の運転中又は停止中に外観検査として点検口を設け，内部の目視による確認が可能な設計とする。
非常用ガス再循環系排風機，非常用ガス処理系排風機，非常用ガス再循環系よう素用チャコールフィルタ，非常用ガス再循環系粒子用高効率フィルタ，非常用ガス処理系よう素用チャコールフィルタ，非常用ガス処理系粒子用高効率フィルタは，原子炉の運転中又は停止中に機能・性能検査としてが運転状態の確認が可能な設計とする。
非常用ガス再循環系排風機及び非常用ガス処理系排風機は，原子炉の停止中に分解検査としてファンの分解点検が可能な設計とする。
非常用ガス再循環系よう素用チャコールフィルタ，非常用ガス再循環系粒子用高効率フィルタ，非常用ガス処理系よう素用チャコールフィル
タ，非常用ガス処理系粒子用高効率フィルタは，原子炉の運転中又は停止中に，機能・性能検査として差圧確認が可能な設計とする。また，原子炉の運転中又は停止中に外観検査として，点検口を設け，内部の目視による確認が可能な設計とする。
中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）は，原子炉の運転中又は停止中に，機能・性能検査として，空気ボンベ残圧の確認により空気ボンベ容量を確認可能な設計とする。また，中央制御室待避室は，原子炉の停止中に機能・性能確認として，正圧化試験を行い，系統全体の気密性能確認が可能な設計とする。
（59-5-3）

3.16-39

第3.16-12表
原子炉の状態

運転中

換気系設備等の試験及び検査

項目

内容

外観検査

各機器 ＊1の表面状態を目視により確認
給気隔離弁及び排気隔離弁動作の確認
ファンの運転状態の確認
フィルタ差圧の確認
空気ボンベ残圧の確認
各機器 ＊1の表面状態を目視により確認
給気隔離弁及び排気隔離弁動作の確認
ファンの運転状態の確認
フィルタ差圧の確認
空気ボンベ残圧の確認
中央制御室待避室の正圧化試験
ファンの分解点検
弁の分解点検機能・性能検査
外観検査

停止中

機能・性能検査

分解検査（＊1）各機器とは以下のとおり：

中央制御室換気系の空気調和機ファン，フィルタ系ファン，高性能粒子
フィルタ，チャコールフィルタ，給気隔離弁及び排気隔離弁，及び原子炉建屋ガス処理系の非常用ガス再循環系排風機，非常用ガス処理系排風機，非常用ガス再循環系よう素用チャコールフィルタ，非常用ガス再循
環系粒子用高効率フィルタ，非常用ガス処理系よう素用チャコールフィ
ルタ，非常用ガス処理系粒子用高効率フィルタ，並びに中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）

衛星電話設備（固定型）（待避室）は，第3.16-13表に示すとおり，
原子炉の運転中又は停止中，外観検査及び機能・性能検査が可能な設計とする。衛星電話設備（固定型）（待避室）は，運転中又は停止中に外観検査として，目視により性能に影響を及ぼすおそれのある傷，割れ等がないことについて確認を行えるとともに，機能・性能検査として通話通信の確認が可能な設計とする。
3.16-40

データ表示装置（待避室）は，第3.16-14表に示すとおり，原子炉の停止中又は運転中に，外観検査及び機能・性能検査が可能な設計とする。
データ表示装置（待避室）は，運転中又は停止中に外観検査として，目視により性能に影響を及ぼすおそれのある傷割れ等がないことについて確認を行えるとともに，機能・性能検査としてデータの表示確認が可能な設計とする。

3.16-41

第3.16-13表
原子炉の状態
運転中又は停止中

衛星電話設備（固定型）（待避室）の試験及び検査
項目

内容

外観検査

外観の確認

機能・性能検査

通話通信の確認

第3.16-14表

データ表示装置（待避室）の試験及び検査

原子炉の状態項目

内容

運転中又は停止中

外観検査
機能・性能検査

外観の確認
機能（データの表示）の確認

酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計は，第3.16-15表に示すように原子炉の運転中又は停止中に外観検査及び機能・性能検査が可能な設計とする。酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計は，運転中又は停止中に外観検査として，目視により性能に影響を及ぼすおそれのある傷，割れ等がないことについて確認を行えるとともに，機能・性能検査として校正ガスによる指示値等の確認により性能検査が可能な設計とする。
（59-5-2）

第3.16-15表

酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計の試験・検査

原子炉の状態項目

内容

運転中又は停止中

外観検査
機能・性能検査

外観の確認
校正ガスによる性能検査

差圧計は，第3.16-16表に示すように原子炉の運転中又は停止中に外観検査及び機能・性能検査が可能な設計とする。差圧計は原子炉の運転中又は停止中に外観検査として目視により性能に影響を及ぼすおそれのある傷，割れ等がないことについての確認を行えるとともに，機能・性
3.16-42

能検査として計器の校正を行うことが可能な設計とする。

第3.16-16表

差圧計の試験・検査

原子炉の状態項目

内容

運転中又は停止中

外観検査
機能・性能検査

外観の確認
計器校正

(4)
(ⅰ)

切り替えの容易性（設置許可基準規則第43条第1項四）
要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設
備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

中央制御室遮蔽及び中央制御室待避室遮蔽は，原子炉建屋付属棟と一体で設置するうえ，本来の用途以外の用途として使用するための切り替
えが不要な設計とする。
中央制御室換気系の空気調和機ファン，フィルタ系ファン，高性能フィルタ，チャコールフィルタ，及び原子炉建屋ガス処理系の非常用ガス
再循環系排風機，非常用ガス処理系排風機，非常用ガス再循環系よう素用チャコールフィルタ，非常用ガス再循環系粒子用高効率フィルタ，非常用ガス処理系よう素用チャコールフィルタ，非常用ガス処理系粒子用
高効率フィルタは，重大事故等が発生した場合でも，設計基準対象施設
3.16-43

として使用する場合と同じ系統構成で切り替えが発生しないため速やかに使用できる設計とする。起動のタイムチャートを，第3.16-3図に示す。
中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ），差圧計，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計は，本来の用途以外の用途として使用しない設計とする。
衛星電話設備（固定型）（待避室）は，本来の用途以外の用途として使用しない設計とする。
データ表示装置（待避室）は，本来の用途以外の用途には使用しない設計とする。

3.16-44

3.16-45
第 3.16-3 図

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合）
シーケンスの中央制御室換気系，原子炉建屋ガス処理系起動のタイムチャート

3.16-45

(5)悪影響の防止（設置許可基準規則第43条第1項五）

(ⅰ)

要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

中央制御室遮蔽及び中央制御室待避室遮蔽は，原子炉建屋付属棟と一体のコンクリート構造物とし，倒壊等のおそれはなく，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。中央制御室遮蔽は，設計基準対象施設として使用する場合と同様に，重大事故等対処設備として使用する設計とする。
中央制御室換気系の空気調和機ファン，フィルタ系ファン，高性能粒子フィルタ，チャコールフィルタ，及び原子炉建屋ガス処理系の非常用
ガス再循環系排風機，非常用ガス処理系排風機，非常用ガス再循環系よう素用チャコールフィルタ，非常用ガス再循環系粒子用高効率フィルタ，
非常用ガス処理系よう素用チャコールフィルタ，非常用ガス処理系粒子用高効率フィルタは，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することから，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ），差圧計，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計は，通常時は使用しない系統であり，他の設備から独立して単独で使用可能なことにより，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
3.16-46

中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）は，転倒等のおそれがないよう固縛して保管することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
衛星電話設備（固定型）（待避室）は，専用のケーブル及び屋外アンテナを用いることにより，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
データ表示装置（待避室）は，通常時は接続先の系統と分離された状態で保管し，専用のケーブルを用いることにより，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
（59-3-3〜8）(6)(ⅰ)

設置場所（設置許可基準規則第43条第1項六）要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

中央制御室遮蔽及び中央制御室待避室遮蔽は，原子炉建屋付属棟と一体のコンクリート構造物に設置し，重大事故等発生時に操作及び作業を必要としない設計とする。
中央制御室換気系の空気調和機ファン及びフィルタ系ファンは，原子炉建屋付属棟内に設置し，放射線量が高くなるおそれの少ない中央制御室から操作可能な設計とする。
3.16-47

原子炉建屋ガス処理系の非常用ガス再循環系排風機及び非常用ガス処
理系排風機は，原子炉建屋原子炉棟内に設置し，放射線量が高くなるおそれの少ない中央制御室から操作可能な設計とする。
中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）は，放射線量が高くなるおそれの少ない設置場所である中央制御室に設置し，設置場所で操作可能な設計とする。
酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計は，放射線量が高くなるおそれの少ない設置場所である中央制御室及び中央制御室待避室に設置することにより操作可能な設計とする。
衛星電話設備（固定型）（待避室）及びデータ表示装置（待避室）は，放射線量が高くなるおそれの少ない中央制御室待避室に設置することにより操作可能な設計とする。
これらの設備の設置場所，操作場所を第3.16-17表に示す。
（59-3-2〜8）

3.16-48

第3.16-17表

操作対象機器設置場所

機器名称

設置場所

中央制御室換気系空気調
和機ファン
中央制御室換気系フィル
タ系ファン
非常用ガス再循環系排風機
非常用ガス処理系排風機

原子炉建屋付属棟
4階
原子炉建屋付属棟
4階
原子炉建屋原子炉棟
5階
原子炉建屋原子炉棟
5階

中央制御室待避室空気ボ
ンベユニット（空気ボンベ）
酸素濃度計・二酸化炭素濃度計
衛星電話設備（固定型）（待避室）
データ表示装置（待避
室）

操作場所
中央制御室
中央制御室
中央制御室
中央制御室

中央制御室

中央制御室又は中央制御室待避室

中央制御室・中央制御室待避室

中央制御室又は中央制御室待避室

中央制御室待避室

中央制御室待避室

中央制御室待避室

中央制御室待避室

3.16-49

3.16.2.2.3.2(1)(ⅰ)

設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合方針

容量（設置許可基準規則第43条第2項一）要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.2

容量等」に示す。

中央制御室遮蔽及び中央制御室待避室遮蔽は，重大事故等が発生した
場合において，中央制御室換気系，原子炉建屋ガス処理系及び中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）の機能と併せて，中央制御室又は中央制御室待避室にとどまる運転員等の居住性を確保するために必要な遮蔽能力を有する設計とする。
中央制御室換気系の空気調和機ファン及びフィルタ系ファンは，重大事故等発生時に運転員等の過度の放射線被ばくから防護するために中央制御室内の換気に必要な容量を有する設計する。
中央制御室換気系の高性能粒子フィルタ及びチャコールフィルタは，重大事故等発生時に運転員等を過度の放射線被ばくから防護するために必要な放射性物質の除去効率及び吸着能力を有する設計する。
原子炉建屋ガス処理系の非常用ガス再循環系排風機，非常用ガス処理
系排風機は，重大事故等発生時に運転員等を過度の放射線被ばくから防護するために必要な容量を有する設計する。
原子炉建屋ガス処理系の非常用ガス再循環系排風機，非常用ガス処理
系排風機，非常用ガス再循環系よう素用チャコールフィルタ，非常用ガ
ス再循環系粒子用高効率フィルタ，非常用ガス処理系よう素用チャコー
ルフィルタ，非常用ガス処理系粒子用高効率フィルタは，重大事故等発
3.16-50生時に運転員等を過度の放射線被ばくから防護するために必要な放射性物質の除去効率及び吸着能力を有する設計する。
運転員の被ばくの観点から結果が最も厳しくなる重大事故等時に，中央制御室遮蔽及び中央制御室待避室遮蔽は，運転員の実効線量が7日間で100mSvを超えないようにすることにより，中央制御室の居住性を確保できる設計とする。この重大事故時の中央制御室の居住性を確認する上で想定する事故シナリオとして，早期に炉心損傷に至るシーケンス「大ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋全交流動力電源喪失」を選定する。さらに，被ばくを厳しく評価する観点から，ベント遅延効
果が得られる代替循環冷却系の機能に期待せず，格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントを実施する事故シナリオを設定する。

衛星電話設備（固定型）（待避室）は，重大事故等が発生した場合であって，対応する設計基準事故対処設備である送受話器（ページング）
及び電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末）が使用できな
い場合において，発電所内の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な個数を設置する設計とする。発電所内の通信連絡として，中央制御室と緊急時対策所との操作・作業に係る必要な連絡を行うために使用する必要な個数以上を保管する設計とする。
差圧計は，中央制御室と中央制御室待避室の居住環境の基準値を上回る範囲を測定可能な設計とする。

(2)
(ⅰ)

共用の禁止（設置許可基準規則第43条第2項二）
要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，3.16-51

二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

居住性を確保するための設備である中央制御室遮蔽，中央制御室待避室遮蔽，中央制御室換気系の空気調和機ファン，フィルタ系ファン，
高性能粒子フィルタ，チャコールフィルタ，原子炉建屋ガス処理系の非常用ガス再循環系排風機，非常用ガス処理系排風機，非常用ガス再循環系粒子用高効率フィルタ，非常用ガス再循環系よう素用チャコー
ルフィルタ，非常用ガス処理系粒子用高効率フィルタ，非常用ガス処
理系よう素用チャコールフィルタ，及び衛星電話設備（固定型）（待避室），差圧計は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設
計とする。

(3)

設計基準対象設備との多様性（設置許可基準規則(ⅰ)

第43条第2項三）要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
3.16-52

基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

中央制御室遮蔽，中央制御室待避室遮蔽，中央制御室換気系の空気調和機ファン，フィルタ系ファン，高性能粒子フィルタ，チャコール
フィルタ，，原子炉建屋ガス処理系の非常用ガス再循環系排風機，非常用ガス処理系排風機，非常用ガス再循環系粒子用高効率フィルタ，
非常用ガス再循環系よう素用チャコールフィルタ，非常用ガス処理系
粒子用高効率フィルタ，非常用ガス処理系よう素用チャコールフィル
タ，及び差圧計は，地震，津波，その他の外部事象による損傷の防止が図られた原子炉建屋付属棟内及び原子炉棟内に設置する。
また，中央制御室換気系の空気調和機ファン，フィルタ系ファン，
及び原子炉建屋ガス処理系の非常用ガス再循環系排風機，非常用ガス処理系排風機は，非常用ディーゼル発電機に対して多様性を持った常設代替交流電源設備から給電可能な設計とする。
防止でも緩和でもない常設重大事故等対処設備に該当する衛星電話
設備（固定型）（待避室）は，地震，津波，その他の外部事象による損傷の防止が図られた原子炉建屋付属棟内に設置する。
また，共通要因によって，同様の機能を持つ設計基準事故対処設備である送受話器（ページング）及び電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末）と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，
中央制御室待避室に設置し，第3.16-18表及び第3.16-19表で示すとおり，多様性を確保し，頑健性を持たせた設計とする。

3.16-53

第3.16-18表

衛星電話設備（固定型）（待避室）の多様性防止でも緩和でもない重大事故

設計基準事故対処設備

項目

対処設備

電力保安通信用電話設備
送受話器（ページング）（固定電話機，
ＰＨＳ端末）

衛星電話設備（固定型）（待避室）

衛星電話設備

主要設備

制御装置

交換機

ポンプ

不要

不要

不要

水源

不要

不要

不要

駆動用空気

不要

不要

不要

潤滑油

不要

不要

不要

冷却水

不要

不要

不要

充電器
駆動電源

設置場所

（固定型）（待避室）

非常用ディーゼ

充電器

常設代替交流電源設備（蓄電池）（常設代替高圧電源装置）

事務本館3階

屋外

（蓄電池）

ル発電機

サービス建屋

原子炉建屋付属3階

棟地下1階

サービス建屋3階

事務本館3階3.16-54

中央制御室

第3.16-19表

衛星電話設備（固定型）（待避室）の頑健性防止でも緩和でもない重大事故等対処設備
衛星電話設備（固定型）（待避室）
衛星電話設備（固定型）（待避室）は，耐震性を有する原子炉建屋付属棟に設置し，使用する屋外アンテナ及び屋外アンテナまでの有線（ケーブル）を含め，固縛又は転倒防止措置を講じる等，基準地震動Ｓｓで機能維持できる設計とすることで，必要な通信連絡の機能維持できる設計とする。

3.16-55

3.16.2.2.3.3(1)(ⅰ)

設置許可基準規則第43条第3項への適合方針

容量（設置許可基準規則第43条第3項一）要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量に加え，十分に余裕のある
容量を有するものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.2

容量等」に示す。

中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）は，中央制御室
待避室内の運転員の窒息を防止するとともに，中央制御室待避室内への外気の流入を一定時間遮断するのに必要な空気容量を有する設計とする。
空気ボンベの本数は，必要な空気ボンベ容量を有する本数に加え，保守点検又は故障時のバックアップ用として，自主的に十分に余裕のある容量を有する設計とする。
中央制御室には，データ表示装置（待避室）を保管することで，中央制御室待避室内に待避している場合において，継続的にプラントパラメ
ータを監視するために必要なデータ表示が可能な設計とする。重大事故等発生時に必要なデータ表示装置（待避室）1個に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として予備1個を加えた合計2個を中央制御室内に保管する。
中央制御室には，可搬型の酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を保管することで，中央制御室及び中央制御室待避室内の酸素及び二酸化炭素濃度が運転員等の活動に支障がない範囲にあることを把握可能な設計とする。酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計は，中央制御室内及び中央制御室
3.16-56

待避室内の居住環境における酸素濃度及び二酸化炭素濃度を想定される範囲で測定できる設計とし，それぞれ1個を1セットとし，1セット使用する。保有数は，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ
用として予備1セットを加え合計2セットを中央制御室内に保管する。
（59-8-3，59-6-2〜5）

(2)
(ⅰ)

確実な接続（設置許可基準規則第43条第3項二）要求事項
常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。）と接続するものにあっては，当該常設設備と容易かつ確実に接続することができ，かつ，二以上の系統又は発電用原子炉施設が相互に使用することができるよう，接続部の規格の統一その他の適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

データ表示装置（待避室）の接続ケーブルは，工具を用いない簡便な方法により容易に接続できる設計する。
酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計は，他の設備から独立して単独で使用のための接続を伴わない設計とする。
中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ）は，系統に接続した状態で保管されており使用のための接続を伴わない設計とする。
3.16-57（59-3-3〜8）

(3)
(ⅰ)

複数の接続口（設置許可基準規則第43条第3項三）要求事項
常設設備と接続するものにあっては，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外から水又は電力を供給するものに限る。）の接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設けるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ），データ伝送装
置（待避室），酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計は，可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外から水又は電力を供給するものに限る。）ではないことから対象外とする。
（59-3-3〜8）

(4)
(ⅰ)

設置場所（設置許可基準規則第43条第3項四）要求事項想定される重大事故等が発生した場合において可搬型重大事故等対処設備を設置場所に据え付け，及び常設設備と接続することができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
3.16-58

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ），データ表示装
置（待避室），酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計は，放射線量が高くなるおそれの少ない中央制御室内又は中央制御室待避室内に設置し，想定される重大事故等が発生した場合においても使用が可能な設計とする。
（59-3-3〜8）

(5)
(ⅰ)

保管場所（設置許可基準規則第43条第3項五）要求事項
地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設
備の配置その他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管すること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ），データ表示装
置（待避室），酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計は，地震，津波，その他の外部事象による損傷の防止が図られた中央制御室内に保管する。
（59-3-3〜8）
3.16-59

(6)(ⅰ)

アクセスルートの確保（設置許可基準規則第43条第3項六）要求事項想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，工場等内の道路及び通路が確保できるよう，適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ），データ表示装
置（待避室），酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計は，地震，津波，その他の外部事象による損傷の防止が図られた中央制御室に保管し，中央制
御室又は中央制御室待避室で使用することからアクセス不要であり対象外とする。
（59-3-3〜8）(7)

設計基準事故対処設備及び常設重大事故等防止設備との多様性（設置許可基準規則第43条第3項七）

(ⅰ)

要求事項
重大事故防止設備のうち可搬型のものは，共通要因によって，設計基準事故対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設重大事故防止設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよ3.16-60う，適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。

中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ），データ表示装
置（待避室），酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計は，同一目的の重大事
故等対処設備又は代替する機能を有する設計基準対象施設はない。
なお，中央制御室待避室空気ボンベユニット（空気ボンベ），データ表示装置（待避室），酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計は，地震，津波，
その他の外部事象による損傷の防止が図られた中央制御室内に固縛して保管することにより，可能な限り頑健性を有する設計とする。
（59-3-3〜8）

3.16-613.17

監視測定設備【60条】【設置許可基準規則】（監視測定設備）
第六十条

発電用原子炉施設には、重大事故等が発生した場合に工場等及びその周辺（工場等の周辺海域を含む。）において発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度及び放射線量を監視し、及び測定し、並びにその結果を記録することができる設備を設けなければならない。
２

発電用原子炉施設には、重大事故等が発生した場合に工場等において風向、風速その他の気象条件を測定し、及びその結果を記録することができる設備を設けなければならない。

（解釈）
１ 第１項に規定する「発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度及び放射線量を監視し、及び測定し、並びにその結果を記録することができる設備」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
ａ）モニタリング設備は、炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損が発生した場合に放出されると想定される放射性物質の濃度及び放射線量を測定できるものであること。
ｂ）常設モニタリング設備（モニタリングポスト等）が機能喪失しても代替し得る十分な台数のモニタリングカー又は可搬型代替モニタリング設備を配備すること。
ｃ）常設モニタリング設備は、代替交流電源設備からの給電を可能とすること。

3.17-1

3.17.1

設置許可基準規則第 60 条への適合方針

重大事故等が発生した場合に発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を含む。）において発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度及び放射線量を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録するための設備として，可搬型モニタリング・ポスト，可搬型放射能測定装置，電離箱サーベイ・メー
タ及び小型船舶を設ける。
重大事故等が発生した場合に発電所において風向，風速その他の気象条件を測定し，及びその結果を記録するための設備として，可搬型気象観測設備
を設ける。

(1)

放射性物質の濃度及び放射線量の測定に用いる設備（設置許可基準規則の第 1 項及び設置許可基準規則解釈の第 1 項(ⅰ)a）,b))

可搬型モニタリング・ポストによる放射線量の測定及び代替測定
モニタリング・ポストが機能喪失した場合にその機能を代替する重大事故等対処設備（放射線量の測定及び代替測定）として，可搬型モニタ
リング・ポストを設ける。
放射線量の代替測定に使用する可搬型モニタリング・ポストは，重大事故等が発生した場合に，発電所敷地境界付近において、発電用原子炉施設から放出される放射線量を監視し、及び測定し，並びにその結果を記録できる設計とし，モニタリング・ポストを代替し得る十分な個数を保管する。
放射線量の測定に使用する可搬型モニタリング・ポストは，重大事故等が発生した場合に，発電所海側等において，発電用原子炉施設から放出される放射線量を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録できる設計とし，海側等の測定を行える十分な個数（緊急時対策所の加圧判断

3.17-2

用を含む。）を保管する。

可搬型モニタリング・ポストの指示値は，衛星回線により伝送し，緊急時対策所で監視できる設計とする。可搬型モニタリング・ポストで測定した放射線量は，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設計とする。また，記録は必要な容量を保存できる設計とする。可搬型モニタリング・ポストの電源は，外部バッテリーを使用する設計とする。

(ⅱ)

可搬型放射能測定装置による放射性物質の濃度の代替測定
ａ．可搬型放射能測定装置による空気中の放射性物質の濃度の測定
放射能観測車のダスト・よう素サンプラ，ダストモニタ又はよう素測定装置が機能喪失した場合にその機能を代替する重大事故等対処設
備（放射性物質の濃度の代替測定）として，可搬型放射能測定装置（ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ，β線サーベイ・メータ，ＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータ及び可搬型ダスト・よう素サンプラ）を設ける。
可搬型放射能測定装置は，重大事故等が発生した場合に，発電所及びその周辺において，発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度（空気中）を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録できる
ように測定値を表示する設計とし，放射能観測車の測定機能を代替し得る十分な個数を保管する。可搬型放射能測定装置のうちＮａＩシン
チレーションサーベイ・メータ，β線サーベイ・メータ及びＺｎＳシ
ンチレーションサーベイ・メータの電源は，乾電池を使用する設計とし，可搬型放射能測定装置のうち可搬型ダスト・よう素サンプラの電3.17-3

源は，外部バッテリーを使用する設計とする。

(ⅲ)

可搬型放射能測定装置による放射性物質の濃度及び放射線量の測定
ａ．可搬型放射能測定装置による空気中，水中，土壌中の放射性物質の濃度の測定並びに可搬型放射能測定装置，電離箱サーベイ・メータ
及び小型船舶による海上モニタリング
重大事故等対処設備（放射性物質の濃度及び放射線量の測定）として，重大事故等が発生した場合に，発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を含む。）において発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度（空気中，水中，土壌中）及び放射線量を測定するために可搬型放射能測定装置を，さらに海上モニタリングのために可搬型放射能測定装置，電離箱サーベイ・メータ及び小型船舶を設ける。
可搬型放射能測定装置は，重大事故等が発生した場合に，発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を含む。）において発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度及び放射線量を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録できるように測定値を表示する設計とし，周辺海域における海上モニタリングにおいては，可搬型放射能測定装置に加えて電離箱サーベイ・メータ及び小型船舶を用いる設計とする。可搬型放射能測定装置のうちＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ，
β線サーベイ・メータ並びにＺｎＳシンチレーションサーベイ・メー
タ及び電離箱サーベイ・メータの電源は，乾電池を使用する設計とし，可搬型放射能測定装置のうち可搬型ダスト・よう素サンプラの電源は，外部バッテリーを使用する設計とする。

「(1)

放射性物質の濃度及び放射線量の測定に用いる設備」は，炉心の3.17-4

著しい損傷及び原子炉格納容器の破損が発生した場合に放出されると想定される放射性物質の濃度及び放射線量を測定できる設計とする。

(2)

風向，風速その他の気象条件の測定に用いる設備（設置許可基準規則の第 2 項）(ⅰ)

可搬型気象観測設備による気象観測項目の代替測定
気象観測設備が機能喪失した場合にその機能を代替する重大事故等対処設備（風向，風速その他の気象条件の測定）として，可搬型気象観測設備を設ける。
可搬型気象観測設備は，重大事故等が発生した場合に，発電所において風向，風速その他の気象条件を測定し，及びその結果を記録できる設計とし，気象観測設備の機能を代替し得る十分な個数を保管する。
可搬型気象観測設備の指示値は，衛星回線により伝送し，緊急時対策
所で監視できる設計とする。可搬型気象観測設備で測定した風向，風速
その他の気象条件は，原則，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設計とする。また，記録は必要な容量を保存できる設計とする。可搬型気象観測設備の電源は，外部バッテリーを使用する設計とする。

(3)

モニタリング・ポストの代替電源設備（設置許可基準規則の第 1 項及び設置許可基準規則解釈の第 1 項c）

モニタリング・ポストの電源は，非常用電源に接続しており，電源が喪失した場合は，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
交流電源設備から給電できる設計とする。

3.17-5

なお，重大事故等が発生した場合に発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を含む。）において発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録するための自主対策設備として，以下を整備する。

(4)

モニタリング・ポスト
自主対策設備（放射線量の測定）として，発電所及びその周辺において発電用原子炉施設から放出される放射線量を測定するために，モニタリン
グ・ポストを設ける。
モニタリング・ポストは，重大事故等時に機能喪失していない場合は，発電所及びその周辺において発電用原子炉施設から放出される放射線量を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録できるように測定値を表示す
る設計とする。

(5)

放射能観測車
自主対策設備（放射性物質の濃度の測定）として，発電所及びその周辺において発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度（空気中）を測定するために，放射能観測車を設ける。
放射能観測車は，重大事故等時に機能喪失していない場合は，発電所及びその周辺において発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度（空気中）を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録できるように測定値を表示する設計とする。
(6)

Ｇｅγ 線多重波高分析装置及びガスフロー式カウンタ
自主対策設備（放射性物質の濃度の測定）として，発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を含む。）において発電用原子炉施設から放出される放3.17-6

射性物質の濃度（空気中，水中，土壌中）を測定するために，Ｇｅγ線多重波高分析装置及びガスフロー式カウンタを設ける。
Ｇｅγ線多重波高分析装置及びガスフロー式カウンタは，重大事故等時に機能喪失していない場合は，発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を含む。）において発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度（空気中，水中及び土壌中）を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録できるように測定値を表示する設計とする。
Ｇｅγ線多重波高分析装置及びガスフロー式カウンタを使用する場合は，不純物の除去等のため必要に応じて試料の前処理を行い，測定する。
(7)

気象観測設備
自主対策設備（風向，風速その他の気象条件の測定）として，気象観測設備を設ける。
気象観測設備は，重大事故等時に機能喪失していない場合は，通常時の使用から継続して発電所において風向，風速その他の気象条件を測定し，及びその結果を記録できる設計とする。
(8)

無停電電源装置
自主対策設備（モニタリング・ポストの電源）として，無停電電源装置を設ける。無停電電源装置は，重大事故等時に機能喪失していない場合は，電源喪失時にモニタリング・ポストに約 12 時間給電可能な設計とする。

3.17-7

3.17.2

重大事故等対処設備

3.17.2.1

監視測定設備3.17.2.1.1

設備概要

放射性物質の濃度及び放射線量の測定に用いる設備は，重大事故等が発生した場合に発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を含む。）において発電用
原子炉施設から放出される放射性物質の濃度及び放射線量を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録することを目的として設置するものである。
放射性物質の濃度及び放射線量の測定に用いる設備は，可搬型モニタリン
グ・ポスト，可搬型放射能測定装置，電離箱サーベイ・メータ及び小型船舶を用いる。
風向，風速その他の気象条件の測定に用いる設備は，重大事故等が発生した場合に発電所において風向，風速その他の気象条件を測定し，及びその結果を記録することを目的として設置するものである。
風向，風速その他の気象条件の測定に用いる設備は，可搬型気象観測設備を使用する。
モニタリング・ポストの代替電源設備は，電源喪失時においても，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できることを目的として設置するものである。なお，モニタリング・ポストが地震等により機能喪失した場合は可搬型モニタリング・ポストによりモニタリング・ポストの機能を代替する設計とする。
監視測定設備に関する重大事故等対処設備を第 3.17-1 表に示す。
可搬型設備である可搬型モニタリング・ポスト及び可搬型気象観測設備は，保管場所から人が運搬し，使用場所に設置する。可搬型放射能測定装置，電離箱サーベイ・メータは人が携行して使用する。小型船舶は人が保管場所から運搬して使用する。いずれも簡易な接続及び操作スイッチ等により，確実3.17-8

に操作できるものである。

3.17-9

第 3.17-1 表

監視測定設備に属する重大事故等対処設備一覧

設備区分

設備名
① 可搬型モニタリング・ポスト【可搬】② 可搬型放射能測定装置（ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ，β線サーベイ・メータ，ＺｎＳシンチレーションサ

主要設備

ーベイ・メータ及び可搬型ダスト・よう素サンプラ）【可搬】③ 電離箱サーベイ・メータ【可搬】④ 小型船舶【可搬】⑤ 可搬型気象観測設備【可搬】
附属設備

―

水源 ＊１

―

流路

―

注水先

―

電源設備 ＊２

常設代替高圧電源装置（燃料補給

軽油貯蔵タンク設備含む）

常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプ
緊急用断路器

関連設備

可搬型代替低圧電源車【可搬】
可搬型設備用軽油タンク【可搬】
タンクローリ【可搬】
可搬型代替低圧電源車接続盤
緊急用Ｍ／Ｃ
緊急用動力変圧器
緊急用Ｐ／Ｃ
緊急用ＭＣＣ
計装設備 ＊３―＊1: 水源への補給に必要となる設備については，「3.13重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第56条に対する設計方針を示す章）」で示す。
＊2: 電源設備については，「3.14電源設備（設置許可基準規則第57条に対する設計方針を示す章）」で示す。
＊3：主要設備を用いた炉心損傷防止及び原子炉格納容器破損防止対策を成功させるために把握することが必要な原子炉施設の状態。なお，計測制御設備については「3.15計装設備（設置許可基準規則第58条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.17-10

3.17.2.1.2

主要設備の仕様（1）可搬型モニタリング・ポスト
検出器の種類：ＮａＩ（Ｔｌ）シンチレーション式検出器，半導体検出器計 測 範 囲：B.G.〜109nGy／h

個：10 台（予備 2 台）数

伝 送 方 法：衛星回線

使 用 場 所

：屋外

保 管 場 所：緊急時対策所（2）可搬型放射能測定装置
ａ．可搬型ダスト・よう素サンプラ
個

数：2 台（予備 1 台）流 量 範 囲：0〜50L／min

使 用 場 所

：屋外

保 管 場 所：緊急時対策所

ｂ．ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ
検出器の種類：ＮａＩ（Ｔｌ）シンチレーション式検出器

計 測 範 囲：B.G.〜30μSv／h

個：2 台（予備 1 台）数

使 用 場 所

：屋外

保 管 場 所：緊急時対策所

3.17-11

ｃ．β線サーベイ・メータ
検出器の種類：ＧＭ管検出器

計 測 範 囲：B.G.〜99.9kmin−１

個：2 台（予備 1 台）数

使 用 場 所

：屋外

保 管 場 所：緊急時対策所

ｄ．ＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータ
検出器の種類：ＺｎＳ（Ａｇ）シンチレーション式検出器

計 測 範 囲：B.G.〜99.9kmin−１

個：2 台（予備 1 台）数

使 用 場 所

：屋外

保 管 場 所：緊急時対策所（3）電離箱サーベイ・メータ
検出器の種類：電離箱式検出器

計 測 範 囲：0.001〜1000mSv／h

個：1 台（予備 1 台）数

使 用 場 所

：屋外

保 管 場 所：緊急時対策所（4）小型船舶個数：1 台（予備 1 台）

最 大 積 載 量

：350kg 以上個：1 台（予備 1 台）数

使 用 場 所：屋外

3.17-12

保 管 場 所：西側保管場所及び南側保管場所（5）可搬型気象観測設備
観 測 項 目：風向，風速，日射量，放射収支量，雨量個：1 台（予備 1 台）数

伝 送 方 法：衛星回線

使 用 場 所

：屋外

保 管 場 所：緊急時対策所

3.17-13

3.17.2.1.3

設置許可基準規則第 43 条への適合方針

3.17.2.1.3.1(1)(ⅰ)

設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針

環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件について，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

可搬型モニタリング・ポスト及び可搬型気象観測設備は，可搬型であり，屋外に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事
故等時が発生した場合における屋外の環境条件を考慮した設計とする。
第 3.17-2 表に想定する環境条件及び荷重条件と対応を示す。
(60-3-1，60-3-4)
可搬型放射能測定装置である可搬型ダスト・よう素サンプラ，ＮａＩ
シンチレーションサーベイ・メータ，β線サーベイ・メータ，ＺｎＳシ
ンチレーションサーベイ・メータ及び電離箱サーベイ・メータは，屋外で使用する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における屋外の環境条件を考慮した設計とする。第 3.17-2
表に想定する環境条件及び荷重条件を示す。
(60-3-2，60-3-3)
小型船舶は，屋外で使用する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における屋外の環境条件を考慮した設計とする。第 3.17-2 表に想定する環境条件及び荷重条件を示す。また，海で使用するため，耐腐食性材料を使用する設計とする。

3.17-14(60-3-3)

第 3.17-2 表

想定する環境条件及び荷重条件

考慮する外的事象
温度・圧力・湿度・放射線
屋外の天候による影響
海水を通水する系統への影響対応
設置・使用場所である屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる設計とする。
降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対策及び凍結を防止する設計とする。
海水を通水する系統はないが，小型船舶は海上で使用するため，耐腐食性材料を使用する設計とする。
設置場所で想定される地震動により機能を損なうことの地震ないよう転倒防止対策を行う。人が携行し使用する設備は携行する際ケースに保管することで転倒時の破損を防止する設計とする。

風（台風）・積雪
電磁的影響

設置場所である屋外で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しない設計とする。
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその影響が損なわれない設計とする。

3.17-15(2)(ⅰ)

操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるもの
であること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

監視測定設備における操作が必要な対象機器について，第 3.17-3 表に示す。
可搬型モニタリング・ポスト及び可搬型気象観測設備は，測定器本体と外部バッテリーの接続をコネクタ接続とし，接続規格を統一することにより，確実に接続できる設計とする。操作スイッチにより現場での起動・停止及び測定が可能な設計とする。また，リヤカー等による運搬，移動ができ，人力による積み込み等ができるとともに，設置場所において転倒防止措置が可能な設計とする。
(60-3-1，60-3-4)
可搬型放射能測定装置である可搬型ダスト・よう素サンプラ，ＮａＩ
シンチレーションサーベイ・メータ，β線サーベイ・メータ，ＺｎＳシ
ンチレーションサーベイ・メータ及び電離箱サーベイ・メータは，他機器との接続がなく単体で使用し，操作スイッチにより現場での起動・停止及び測定が可能な設計とする。また，人力により運搬，移動ができ，使用場所において人が携行し使用できる設計とする。
(60-3-2，60-3-3)
小型船舶は，ハンドルにより現場での操舵が可能な設計とする。また，車両により運搬，移動ができ，使用場所である海上で航行できる設計とする。

3.17-16(60-3-3)

第 3.17-3 表
機器名称

可搬型モニタリング・ポスト

操作対象機器

状態の変化

操作場所

操作方法

切→入

屋外

コネクタ接続屋外スイッチ操作

―

―

―

停止→起動

屋外

スイッチ操作屋外

スイッチ操作屋外

スイッチ操作屋外

スイッチ操作屋外

スイッチ操作操舵

屋外

ハンドル操作切→入

屋外

コネクタ接続停止→起動及び

屋外

停止→起動及び測定

可搬型放射能測定装置
可搬型ダスト・よう素サンプラ
ＮａＩシンチレーション
サーベイ・メータ
β線サーベイ・メータ
ＺｎＳシンチレーション
サーベイ・メータ
電離箱サーベイ・メータ
小型船舶

可搬型気象観測設備

停止→起動及び測定
停止→起動及び測定
停止→起動及び測定
停止→起動及び測定

測定

3.17-17

スイッチ操作(3)(ⅰ)

試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中，停止中に試験又は検査ができるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

監視測定設備における試験及び検査について，第 3.17-4 表に示す。
放射線量の測定に使用する可搬型モニタリング・ポストは，プラント
運転中又はプラント停止中，線源による校正及びデータ伝送の確認により機能・性能検査ができる設計とする。
(60-4-1)
試料採取に使用する可搬型ダスト・よう素サンプラは，プラント運転
中又はプラント停止中，流量の確認による機能・性能検査及び外観の確認による外観検査ができる設計とする。
(60-4-2)放射性物質の濃度の測定に使用するＮａＩシンチレーションサーベ
イ・メータ，β線サーベイ・メータ及びＺｎＳシンチレーションサーベ
イ・メータ，放射線量の測定に使用する電離箱サーベイ・メータは，プ
ラント運転中又はプラント停止中，線源による校正により機能・性能検査ができる設計とする。
(60-4-3〜60-4-6)
海上モニタリングに使用する小型船舶は，プラント運転中又はプラン
ト停止中，航行試験による機能・性能の確認及び外観の確認による外観検査ができる設計とする。
(60-4-7)

3.17-18

風向，風速その他の気象条件の測定に使用する可搬型気象観測設備は，プラント運転中又はプラント停止中，測定器の校正及びデータ伝送の確認により機能・性能検査ができる設計とする。
(60-4-8)

3.17-19

第 3.17-4 表

監視測定設備の試験及び検査

プラン
トの

主要設備

項目

内容

状態
運転中
又は

線源による校正
可搬型モニタリング・ポスト

機能・性能検査

停止中
―
運転中
又は
停止中
運転中
又は
停止中

可搬型放射能測定装置
可搬型ダスト・よう素サ――

機能・性能検査

流量の確認

外観検査

外観の確認

機能・性能検査

線源による校正

機能・性能検査

線源による校正

機能・性能検査

線源による校正

機能・性能検査

線源による校正

機能・性能検査

航行試験

外観検査

外観の確認

ンプラ
ＮａＩシンチレーション
サーベイ・メータ

データ伝送確認

運転中
又はβ線サーベイ・メータ

停止中
運転中
又は
停止中

ＺｎＳシンチレーション
サーベイ・メータ

運転中
又は電離箱サーベイ・メータ

停止中
運転中
又は

小型船舶

停止中

測定器の校正運転中
又は可搬型気象観測設備

機能・性能検査停止中

3.17-20

データ伝送確認(4)(ⅰ)

切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）
要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設
備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

監視測定設備は，本来の用途以外の用途には使用しない。
(60-3-1〜60-3-4)

(5)
(ⅰ)

悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）
要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。
重大事故等対処設備として使用する可搬型の監視測定設備は，他の設
備から独立して単独で使用可能とし，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
(60-3-1〜60-3-4)

(6)
(ⅰ)

設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれ

3.17-21

が少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

重大事故等対処設備として使用する監視測定設備の設置・操作場所を
第 3.17-5 表に示す。屋外は放射線量が高くなるおそれが少ないため，設
置及び操作が可能である。
(60-3-1〜60-3-5)

3.17-22

第 3.17-5 表

操作対象機器設置場所

機器名称

設置場所

操作場所

可搬型モニタリング・ポスト

屋外

屋外

可搬型放射能測定装置――

可搬型ダスト・よう素サンプラ―

屋外

ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ―

屋外

β線サーベイ・メータ―

屋外

ＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータ―

屋外

電離箱サーベイ・メータ

―

屋外

小型船舶

―

屋外

可搬型気象観測設備

屋外

屋外

3.17-23

3.17.2.1.3.2(1)(ⅰ)

設置許可基準規則第 43 条第 3 項への適合方針

容量（設置許可基準規則第 43 条第 3 項一）要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量に加え，十分に余裕のある
容量を有するものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.2

容量等」について示す。

可搬型モニタリング・ポストは，「発電用軽水型原子炉施設における事
故時の放射線計測に関する審査指針」に定める測定上限値（10-1Gy/h）を満足する設計とする。
可搬型モニタリング・ポストは 10 台（モニタリング・ポストの代替として 4 台，発電用原子炉周囲（海側を含む。）に 5 台，緊急時対策所付近に 1 台），故障時又は保守点検時のバックアップ用として 2 台の合計 12台を緊急時対策所に保管する設計とする。
可搬型モニタリング・ポストの電源は，外部バッテリーを使用し，予備品と交換することで，必要な期間放射線量を測定できる設計とする。
(60-5-1)
可搬型ダスト・よう素サンプラは，「発電用軽水型原子炉施設における事 故 時 の 放 射 線 計 測 に 関 す る 審 査 指 針 」 に 定 め る 測 定 上 限 値 (3.7×101Bq/cm3)を満足する設計とする。
可搬型ダスト・よう素サンプラは，放射能観測車の代替測定並びに発電所及びその周辺（周辺海域を含む。）において原子炉施設から放出される放射性物質を採取し得る台数として 2 台，故障時又は保守点検時のバックアップ用として 1 台の合計 3 台を，緊急時対策所内に保管する。
可搬型ダスト・よう素サンプラの電源は，外部バッテリーを使用し，

3.17-24

予備品と交換することで，必要な期間試料を採取できる設計とする。
(60-5-2)
ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ，β線サーベイ・メータ，
ＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータ及び電離箱サーベイ・メータ
は，「 発電用軽水型原子炉施設における事故時の放射線計測に関する審査指針」に定める測定上限値(3.7×101 Bq/cm3)を満足する設計とする。
ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ，β線サーベイ・メータ，
ＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータは，放射能観測車の代替測定
並びに発電所及びその周辺（周辺海域を含む。）において原子炉施設から放出される放射性物質の濃度を測定し得る台数として各 2 台，故障時又は保守点検時のバックアップ用として各 1 台の合計各 3 台を緊急時対策
所にそれぞれ保管する設計とする。
電離箱サーベイ・メータは，発電所及びその周辺（周辺海域を含む。）
において放射線量を測定し得る台数として 1 台，故障時又は保守点検時のバックアップ用として 1 台の合計 2 台を緊急時対策所に保管する設計とする。
ＮａＩシンチレーションサーベイ・メータ，β線サーベイ・メータ，
ＺｎＳシンチレーションサーベイ・メータ及び電離箱サーベイ・メータの電源は，乾電池を使用し，予備品と交換することで，必要な期間放射性物質の濃度を測定できる設計とする。
(60-5-3〜60-5-6)
小型船舶は，発電所の周辺海域において，原子炉施設から放出される
放射線量及び放射性物質の濃度を測定し得る台数として 1 台，故障時又は保守点検時のバックアップ用として 1 台の合計 2 台を，可搬型設備保
管場所に保管する設計とする。また，小型船舶は，発電所の周辺海域に

3.17-25

おいて，原子炉施設から放出される放射線量及び放射性物質の濃度の測定を行うために必要な測定装置及び要員を積載できる設計とする。
(60-5-7)
可搬型気象観測設備は，「 発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」に定める観測項目等を測定できる設計とする。
可搬型気象観測設備は，気象観測設備が機能喪失しても代替し得る台数として 1 台，故障時又は保守点検時のバックアップ用として 1 台の合計 2 台を緊急時対策所に保管する設計とする。
可搬型気象観測設備の電源は，外部バッテリーを使用し，予備品と交換することで，必要な期間観測項目等を測定できる設計とする。
(60-5-8)

3.17-26(2)(ⅰ)

確実な接続（設置許可基準規則第 43 条第 3 項二）要求事項
常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。）と接続するものにあっては，当該常設設備と容易かつ確実に接続することができ、かつ，二以上の系統又は発電用原子炉施設が相互に使用することができるよう，接続部の規格の統一その他の適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。
可搬型重大事故等対処設備として使用する監視測定設備は，常設設備と接続しない。
(60-3-1〜60-3-4)

(3)
(ⅰ)

複数の接続口（設置許可基準規則第 43 条第 3 項三）要求事項
常設設備と接続するものにあっては，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外から水又は電力を供給するものに限る。）の接続口をそれぞれ
互いに異なる複数の場所に設けるものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。
可搬型重大事故等対処設備として使用する監視測定設備は，常設設備

3.17-27

と接続しない。
(60-3-1〜60-3-4)

(4)
(ⅰ)

設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項四）要求事項想定される重大事故等が発生した場合において可搬型重大事故等対処設備を設置場所に据え付け，及び常設設備と接続することができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

可搬型重大事故等対処設備として使用する監視測定設備は，屋外で設
置及び操作する。屋外は，放射線量が高くなるおそれが少ないため，設
置及び操作が可能である。
(60-3-1〜60-3-4)

3.17-28

(5)(ⅰ)

保管場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項五）
要求事項
地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響，設計基準事故設備の配置その他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管すること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。
可搬型重大事故等対処設備として使用する監視測定設備は，共通要因を考慮する常設重大事故等対処設備はないが，設計基準事故対処設備等と以下のとおり位置的分散を考慮した設計とする。
可搬型モニタリング・ポスト及び可搬型気象観測設備は，地震，津波
その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズム
による影響，設計基準事故対処設備の配置その他の条件を考慮し，対応する設計基準事故対処設備であるモニタリング・ポスト及び気象観測設
備と異なる場所の緊急時対策所に保管することで，位置的分散を図る設計とする。
(60-6-1，60-6-4)
可搬型放射能測定装置である可搬型ダスト・よう素サンプラ，ＮａＩ
シンチレーションサーベイ・メータ，β線サーベイ・メータ及びＺｎＳ
シンチレーションサーベイ・メータは，地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響，設計基
準事故対処設備の配置その他の条件を考慮し，対応する設計基準事故対
処設備である放射能観測車（予備機置場に保管）と異なる場所の緊急時対策所に保管することで，位置的分散を図る設計とする。

3.17-29

(60-6-2，60-6-3)
電離箱サーベイ・メータは，地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響を考慮し，緊急時対策所に保管する設計とする。
(60-6-3)
小型船舶は，地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響を考慮し，西側保管場所及び南側
保管場所に保管する設計とする。
(60-6-3)

3.17-30(6)(ⅰ)

アクセスルートの確保（設置許可基準規則第 43 条第 3 項六）
要求事項想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，工場等内の道路及び通路が確保できるよう，適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

可搬型重大事故等対処設備として使用する監視測定設備（可搬型モニ
タリング・ポスト，可搬型放射能測定装置及び可搬型気象観測設備）は，保管場所から設置場所又は使用場所までリヤカー等により移動ルートを通行し，運搬できる設計とする。
可搬型モニタリング・ポスト及び可搬型気象観測設備の設置場所については，それぞれ対応する設計基準事故対処設備であるモニタリング・
ポスト及び気象観測設備に隣接した場所とするが，モニタリング・ポス
ト及び気象観測設備への移動ルートが通行できない場合には，アクセス
ルート上のリヤカー等で運搬できる範囲に設置する。その後，移動ルー
トが通行できる状況になった場合は，順次モニタリング・ポスト及び気象観測設備に隣接した場所に設置していくこととする。
(60-7-1〜60-7-3)

3.17-31

(7)

設計基準事故対処設備及び常設重大事故防止設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 3 項七）

(ⅰ)

要求事項
重大事故防止設備のうち可搬型のものは，共通要因によって，設計基準事故対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵層の冷却機能若しくは注水機能又は常設重大事故防止設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。
可搬型重大事故等対処設備として使用する監視測定設備は，可搬型重
大事故防止設備及び可搬型重大事故緩和設備に該当しないが，共通要因に対して，設計基準事故対処設備等と以下のとおり位置的分散を考慮した設計とする。
可搬型モニタリング・ポスト及び可搬型気象観測設備は，地震，津波
その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズム
による影響，設計基準事故対処設備の配置その他の条件を考慮し，それぞれ対応する設計基準事故対処設備であるモニタリング・ポスト及び気象観測設備と異なる場所の緊急時対策所に保管することで，位置的分散を図る設計とする。
(60-6-1，60-6-4)
可搬型放射能測定装置である可搬型ダスト・よう素サンプラ，ＮａＩ
シンチレーションサーベイ・メータ，β線サーベイ・メータ及びＺｎＳ
シンチレーションサーベイ・メータは，地震，津波その他の自然現象又

3.17-32

は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響，設計基
準事故対処設備の配置その他の条件を考慮し，対応する設計基準事故対
処設備である放射能観測車（予備機置場に保管）と異なる場所の緊急時対策所に保管することで，位置的分散を図る設計とする。
(60-6-2，60-6-3)

また，共通要因による故障を想定する設計基準事故対処設備はないが，海上モニタリングで使用する電離箱サーベイ・メータ及び小型船舶は以下の設計とする。
電離箱サーベイ・メータは，地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響を考慮し，緊急時対策所に保管する設計とする。
(60-6-3)
小型船舶は，地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響を考慮し，可搬型設備保管場所に保管する設計とする。
(60-6-3)

3.17-33