東海第二発電所 工事計画審査資料
資料番号

工認-159 改 11

提出年月日

平成 30 年 8 月 3 日

NT2 補② Ⅴ-1-1-8-1 R0

Ⅴ-1-1-8-1 溢水等による損傷防止の基本方針

目次
1.

概要 ········································································································· 1

2.

溢水等による損傷防止の基本方針 ·································································· 1
2.1 防護すべき設備の設定 ············································································ 3
2.2 溢水評価条件の設定 ··············································································· 3
2.3 溢水評価及び防護設計方針 ······································································ 6
2.4 溢水防護に関する施設の設計方針 ··························································· 11

NT2 補② Ⅴ-1-1-8-1 R0

3.

適用規格 ································································································· 11

1.

概要
本資料は，
「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」（以下「技術基準規則」という。）第12条及び54条並びに「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則の解釈」（以下「解釈」という。）に適合する設計とするため，
設計基準対象施設及び重大事故等対処設備が発電所施設内における溢水の発生によりその要求される機能を損なうおそれがある場合に，防護処置その他の適切な処置を講じることを説明するものである。

2.

溢水等による損傷防止の基本方針「原子力発電所の内部溢水影響評価ガイド」（以下「評価ガイド」という。）を踏まえて，溢水防護に係る設計時に発電用原子炉施設内で発生が想定される溢水の影響を評
価（以下「溢水評価」という。）し，運転状態にある場合は発電用原子炉施設内における溢水が発生した場合においても，発電用原子炉を高温停止及び引き続き低温停止する
ことができ，並びに放射性物質の閉じ込め機能を維持できる設計とする。また，停止状

NT2 補② Ⅴ-1-1-8-1 R0

態にある場合は，引き続きその状態を維持できる設計とする。さらに，使用済燃料プールにおいては，使用済燃料プールの冷却機能及び使用済燃料プールへの給水機能を維持できる設計とする。また，「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針」を踏まえ，溢水により発生し得る原子炉外乱及び溢水の原因となり得る原子炉外乱を抽出し，主給水流量喪失，原子炉冷却材喪失等の運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故の対処に必要な機器の単一故障を考慮しても異常状態を収束できる設計とする。
これらの機能を維持するために必要な設備（以下「溢水防護対象設備」という。）が発生を想定する没水，被水及び蒸気の影響を受けて，要求される機能を損なうおそれがない設計（多重性又は多様性を有する設備が同時にその安全機能を損なわない設計）とする。重大事故等対処設備については，溢水影響を受けて設計基準事故対処設備並びに使用済燃料プールの冷却設備及び給水設備（以下「設計基準事故対処設備等」という。）
又は同様の機能を有する重大事故等対処設備と同時に機能を損なうおそれがないよう，
被水及び蒸気影響に対しては可能な限り設計基準事故対処設備等又は同様の機能を有する重大事故等対処設備との位置的分散を図り，没水の影響に対しては溢水水位を考慮した位置に設置又は保管する。
溢水防護対象設備及び重大事故等対処設備を防護すべき設備とし，設定方針を「2.1防護すべき設備の設定」に示す。
溢水評価を実施するに当たり，溢水源及び溢水量を，想定する機器の破損等により生じる溢水（以下「想定破損による溢水」という。），発電所内で生じる異常状態（火災を含む。）の拡大防止のために設置される系統からの放水による溢水（以下「消火水の放水による溢水」という。）並びに地震に起因する機器の破損及び使用済燃料プール等のスロッシングにより生じる溢水（以下「地震起因による溢水」という。）を踏まえ設定する。なお，施設定期検査中においては，使用済燃料プール，原子炉ウェル及びドラ
イヤセパレータプールのスロッシングにより生じる溢水を踏まえ溢水源及び溢水量を1設定する。その他の要因による溢水として，地下水の流入，地震以外の自然現象，機器の誤作動等により生じる溢水（以下「その他の溢水」という。）を考慮し，溢水源及び溢水量を設定する。
溢水防護に対する評価対象区画（以下「溢水防護区画」という。）及び溢水経路は，溢水防護区画内外で発生を想定する溢水に対して，当該区画内の溢水水位が最も高くなるように設定する。溢水源，溢水量，溢水防護区画及び溢水経路の設定方針を「2.2 溢
水評価条件の設定」に示す。
溢水評価では，没水，被水及び蒸気の影響を受けて要求される機能を損なうおそれがある防護すべき設備に対して，溢水影響評価を実施し，必要に応じて防護対策を実施する。具体的な評価及び防護設計方針を，「2.3.1(1)

没水の影響に対する評価及び防護設計方針」，「2.3.1(2) 被水の影響に対する評価及び防護設計方針」及び「2.3.1(3)蒸気影響に対する評価及び防護設計方針」に示す。
使用済燃料プールの機能維持に関しては，発生を想定する溢水の影響を受けて，使用済燃料プール冷却系統及び給水系統が要求される機能を損なうおそれがないことを評NT2 補② Ⅴ-1-1-8-1 R0

価する。具体的な評価及び防護設計方針を，「2.3.2

使用済燃料プールの機能維持に関する評価及び防護設計方針」に示す。
溢水防護区画を内包する建屋外から溢水が流入するおそれがある場合には，防護対策により溢水の流入を防止する。具体的な評価及び防護設計方針を，「2.3.3 防護すべき設備を内包する建屋外及びエリア外で発生する溢水に関する溢水評価及び防護設計方針」に示す。
発電用原子炉施設内の放射性物質を含む液体を内包する容器，配管その他の設備（ポンプ，弁，使用済燃料プール，サイトバンカプール，原子炉ウェル，ドライヤセパレー
タプール）から放射性物質を含む液体があふれ出るおそれがある場合において，放射性物質を含む液体が管理区域外へ漏えいすることを防止する設計とする。管理区域外への漏えい防止に関する評価及び防護設計方針を「2.3.4

放射性物質を含んだ液体の管理

区域外への漏えい防止に関する溢水評価及び防護設計方針」に示す。
防護すべき設備が発生を想定する溢水により要求される機能を損なうおそれがある場合，又は放射性物質を含む液体が管理区域外に漏えいするおそれがある場合には，防護対策その他の適切な処置を実施する。発生を想定する溢水から防護すべき設備を防護するための施設（以下「溢水防護に関する施設」という。）について，実施する防護対策その他の適切な処置の設計方針を「2.4 溢水防護に関する施設の設計方針」に示す。
原子炉建屋原子炉棟6階については，原子炉建屋原子炉棟6階で発生した溢水が，原子
炉建屋原子炉棟内の東側区画へ流下しない設計とする。また，発生した溢水は流下開口により西側区画へ流下する設計とする。
施設定期検査時については，使用済燃料プール，原子炉ウェル及びドライヤセパレー
タプールのスロッシングにより発生する溢水をそれぞれのプール等へ戻すことで，原子炉建屋原子炉棟6階よりも下層階に流下させない設計とし，原子炉建屋原子炉棟6階よりも下層階に設置される防護すべき設備がその機能を損なうおそれがない設計とする。
2

溢水評価条件の変更により評価結果が影響を受けないことを確認するために，溢水防護区画において，各種設備の追加及び資機材の持込みにより評価条件としている溢水源，溢水経路及び滞留面積等に見直しがある場合は，溢水評価への影響確認を行うこととし，
保安規定に定めて管理する。
2.1 防護すべき設備の設定
評価ガイドを踏まえ，以下のとおり溢水防護対象設備を設定する。
(1) 「発電用軽水型原子炉施設の安全機能の重要度分類に関する審査指針」における分類のクラス 1,2 に属する構築物，系統及び機器に加え，安全評価上その機能を期待するクラス 3 に属する構築物，系統及び機器のうち，以下の機能を達成するための重要度の特に高い安全機能を有する系統が，その安全機能を適切に維持するために必要な設備。
・運転状態にある場合には，原子炉を高温停止及び，引き続き低温停止することができ，並びに放射性物質の閉じ込め機能を維持するための設備。

NT2 補② Ⅴ-1-1-8-1 R0

・停止状態にある場合は引き続きその状態を維持する設備。
(2) 使用済燃料プールの冷却機能及び使用済燃料プールへの給水機能を適切に維持するために必要な設備
また，重大事故等対処設備についても溢水から防護すべき設備として設定する。
防護すべき設備の設定の具体的な内容を資料Ⅴ-1-1-8-2「防護すべき設備の設定」に示す。
2.2 溢水評価条件の設定(1) 溢水源及び溢水量の設定
溢水源及び溢水量は，想定破損による溢水，消火水の放水による溢水及び地震起因による溢水を踏まえ設定する。また，その他の溢水も評価する。
想定破損による溢水では，評価ガイドを参照し，高エネルギー配管は「完全全周破断」，低エネルギー配管は「配管内径の1/2の長さと配管肉厚の1/2の幅を有する貫通クラック（以下「貫通クラック」という。）」の破損を想定した評価とし，想定する破損箇所は溢水影響が最も大きくなる位置とする。
ただし，高エネルギー配管については，ターミナルエンドを除き，応力評価の結果により，以下のとおり破損形状を想定する。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ及び原子炉格納容器バウンダリの配管であれば発生応力が許容応力の0.8倍以下であれば破損を想定しない。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ及び原子炉格納容器バウンダリ以外の配管であれば発生応力が許容応力の0.4倍を超え0.8倍以下であれば「貫通クラッ
ク」による溢水を想定した評価とし，0.4倍以下であれば破損は想定しない。
低エネルギー配管については，配管の発生応力が許容応力の0.4倍以下であれ
ば破損は想定しない。
3

具体的には，高エネルギー配管のうち，原子炉冷却材圧力バウンダリ及び原
子炉格納容器バウンダリ以外の配管である原子炉隔離時冷却系蒸気配管及び原
子炉建屋廃棄物処理棟の所内蒸気配管の一般部（1Bを超える。）は，発生応力が許容応力の0.8倍以下を確保する設計とし，「貫通クラック」による溢水を想定した評価とする。破損を想定しない低エネルギー配管は発生応力が許容応力の0.4倍以下を確保する設計とする。
発生応力と許容応力の比較により破損形状の想定を行う原子炉隔離時冷却系
蒸気配管及び原子炉建屋廃棄物処理棟の所内蒸気配管の一般部（1Bを超える。）
及び破損を想定しない低エネルギー配管は，評価結果に影響するような配管減
肉がないことを確認するために，継続的な肉厚管理を実施することとし，保安規定に定めて管理する。
また，高エネルギー配管として運転している時間の割合が，当該系統の運転している時間の2 ％又はプラント運転期間の1 ％より小さいことから低エネル
ギー配管とする系統（ほう酸水注入系，残留熱除去系，残留熱除去海水系，高NT2 補② Ⅴ-1-1-8-1 R0

圧炉心スプレイ系，低圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系）については，
運転時間実績管理を実施することとし，保安規定に定めて管理する。
消火水の放水による溢水では，消火活動に伴う消火栓からの放水量を溢水量として設定する。消火栓以外の設備である発電所内で生じる異常状態（火災を含む。）の拡大防止のために設置されるスプリンクラ及び格納容器スプレイ系
統からの溢水については，防護すべき設備が溢水影響を受けない設計とする。
具体的には，防護すべき設備が設置される建屋には，スプリンクラは設置しない設計とする。格納容器スプレイ系統の作動により発生する溢水については，
原子炉絡納容器内の防護すべき設備が要求される機能を損なうおそれがない設計とし，詳細は資料Ⅴ-1-1-6「安全設備及び重大事故等対処設備が使用される
条件の下における健全性に関する説明書」の「2.3 環境条件等」に示す。また，格納容器スプレイ系統は，作動信号系の単一故障により誤作動しないように設計されることから，誤作動による溢水は想定しない。
地震起因による溢水では，流体を内包することで溢水源となり得る機器のう
ち，基準地震動ＳＳによる地震力により破損するおそれがある機器からの漏水及び使用済燃料プールのスロッシングによる漏水を溢水源として設定する。施設
定期検査中においては，使用済燃料プール，原子炉ウェル及びドライヤセパレ
ータプールのスロッシングによる漏水を溢水源として設定する。廃棄物処理建屋においては，耐震重要度分類に応じた要求される地震力によるサイトバンカ
プールのスロッシングによる漏水を溢水源として設定する。
その際，配管については破断形状として完全全周破断を考慮した溢水流量，
容器については全保有水量の流出を考慮する。使用済燃料プール，原子炉ウェ
ル及びドライヤセパレータプールのスロッシングによる溢水量の算出に当たっては，基準地震動Ｓｓにより生じるスロッシングにてプール外へ漏えいする溢4

水量を考慮する。耐震Ｓクラス機器については，基準地震動ＳＳによる地震力によって破損は生じないことから溢水源として想定しない。また，耐震Ｂ，Ｃクラス機器のうち，耐震対策工事の実施あるいは設計上の裕度の考慮により，基準地震動ＳＳによる地震力に対して耐震性が確保されているものについては溢水源として想定しない。
溢水量の算出に当たっては，漏水が生じるとした機器のうち防護すべき設備への溢水の影響が最も大きくなる位置で漏水が生じるものとして評価する。
溢水量の設定において，隔離による漏えい停止を期待する場合には，漏えい停止までの適切な隔離時間を考慮し，配管の破損箇所から流出した漏水量と隔離後の溢水量として隔離範囲内の系統の保有水量を合算して設定する。ここで漏水量
は，配管の破損箇所からの流出流量に隔離時間を乗じて設定する。なお，手動による漏えい停止の手順は，保安規定に定めて管理する。
溢水量の算出に当たっては，配管の保有水量に10 %の保守性を考慮した設計とする。

NT2 補② Ⅴ-1-1-8-1 R0

その他の溢水については，地下水の流入，降水，屋外タンクの竜巻による飛来物の衝突による破損を伴う漏えい等の地震以外の自然現象により発生する溢水及び機器の誤作動等による漏えい事象を想定し，これらの溢水についても防護すべき設備が溢水の影響を受けて要求される機能を損なうおそれがない設計とする。
溢水源及び溢水量の設定の具体的な内容を資料Ⅴ-1-1-8-3「溢水評価条件の設定」「2. 溢水源及び溢水量の設定」に示す。
(2) 溢水防護区画及び溢水経路の設定
溢水防護区画は，防護すべき設備が設置されている全ての区画並びに中央制御室及び現場操作が必要な設備へのアクセス通路について設定する。
溢水防護区画は壁，扉，堰，床段差等又はそれらの組み合わせによって他の区画と分離される区画として設定する。
溢水経路は，溢水防護区画内外で発生を想定する溢水に対して，当該区画内の溢水水位が最も高くなるように設定する。消火活動により区画の扉を開放する場
合は，開放した扉からの消火水の伝播を考慮した溢水経路とする。火災により壁貫通部止水処置の機能を損なうおそれがある場合でも，当該貫通部からの消火水の伝播により，防護すべき設備が溢水の影響を受けて要求される機能を損なうおそれがない設計とする。
また，溢水経路を構成する水密扉については，閉止状態を確実にするために，
中央制御室における閉止状態の確認，開放後の確実な閉止操作及び閉止されていない状態が確認された場合の閉止操作の手順書の整備を行うこととし，保安規定に定めて管理する。
また，原子炉建屋原子炉棟6階については，大物機器搬入口開口部及び燃料輸
5

送容器搬出口開口部に関して，キャスク搬出入時における大物機器搬入口用溢水拡大防止堰（鋼板部）及び燃料輸送容器搬出口用溢水拡大防止堰（鋼板部）の取り外し，並びに原子炉建屋原子炉棟6階の残留熱除去系A系及びB系の熱交換器ハッチ開口部に関して，ハッチを開放する前には原子炉建屋原子炉棟止水板6-1及び原子炉建屋原子炉棟止水板6-2の設置並びにその他の流下経路（床ファンネル
及び流下開口）の閉止措置を行い，溢水が下層階へ流下することを防止する設計とする。また，この堰，止水板の設置及び流下経路の閉止措置に係る運用は保安規定に定めて管理する。
現場操作が必要な設備へのアクセス通路について，最終的な滞留水位が200 mm
より高くなる区画には想定される水位に応じて必要な高さの歩廊を設置し，アクセスに影響のない措置を講じる。
溢水防護区画及び溢水経路の設定の具体的な内容を資料Ⅴ-1-1-8-3「溢水評価
条件の設定」「3. 溢水防護区画及び溢水経路の設定」に示す。

NT2 補② Ⅴ-1-1-8-1 R0

2.3 溢水評価及び防護設計方針
2.3.1

防護すべき設備を内包する建屋内及びエリア内で発生する溢水に関する溢水評

価及び防護設計方針(1) 没水の影響に対する評価及び防護設計方針
発生を想定する溢水量，溢水防護区画及び溢水経路から算出される溢水水位と，防護すべき設備が要求される機能を損なうおそれがある高さ（以下「機能喪失高さ」という。）を評価し，防護すべき設備が没水の影響により要求される機能を損なうおそれがないことを評価する。
また，溢水の流入状態，溢水源からの距離，人のアクセス等による一時的な水位変動を考慮し，機能喪失高さは，溢水水位に対して裕度を確保する設計とする。
具体的には，防護すべき設備の機能喪失高さが溢水防護区画ごとに算出される溢水水位に対して一律100 mm以上の裕度を確保する設計とする。
さらに，区画の床勾配による床面高さのばらつきを考慮し，評価に用いる溢水
水位に一律100 mmの裕度を確保する設計とする。
防護すべき設備が溢水による水位に対し機能喪失高さを確保できないおそれがある場合は，溢水水位を上回る高さまで，止水性を維持する壁，扉，蓋，堰，流防止装置又は貫通部止水処置により溢水伝播を防止する対策を実施する。
止水性を維持する溢水防護に関する施設については，試験又は机上評価にて止水性を確認する設計とする。
重大事故等対処設備については，溢水水位を踏まえた位置に設置又は保管することで，没水影響により設計基準事故対処設備等又は同様の機能を有する重大事
故等対処設備と同時に機能喪失しない設計とする。
消火水の放水による没水影響で防護すべき設備の機能を損なうおそれがある場合には，水消火を行わない消火手段（ハロゲン化物消火設備による消火，二酸
6

化炭素自動消火設備による消火，消火器による消火）を採用することで没水の影響が発生しない設計とする。さらに当該エリアへの不用意は放水を行わない運用とすることとし保安規定に定めて管理する。
没水影響評価の具体的な内容を資料Ⅴ-1-1-8-4「溢水影響に関する評価」「2.1
没水影響に対する評価」に示す。
(2) 被水の影響に対する評価及び防護設計方針
溢水源からの直線軌道及び放物線軌道の飛散による被水若しくは天井面の開口部又は貫通部からの被水の影響により，防護すべき設備が要求される機能を損なうおそれがないことを評価する。
防護すべき設備は，浸水に対する保護構造（以下「保護構造」という。）を有
し被水影響を受けても要求される機能を損なうおそれがない設計とする。
保護構造を有さない場合は，機能を損なうおそれがない配置設計又は被水の影響が発生しないよう当該設備が設置される溢水防護区画において水消火を行わ

NT2 補② Ⅴ-1-1-8-1 R0ない消火手段（ハロゲン化物消火設備による消火，二酸化炭素自動消火設備による消火，消火器による消火）を採用する設計とする。
保護構造により要求される機能を損なうおそれがない設計とする設備については，評価された被水条件を考慮しても要求される機能を損なうおそれがないことを設計時に確認し，保護構造を維持するための保守管理を実施する。
また，水消火を行う場合には，消火対象以外の設備への誤放水がないよう，消火放水時に不用意な放水を行わない運用とすることとし保管規定に定めて管理する。
重大事故等対処設備については，位置的分散により，被水影響により設計基準
事故対処設備等又は同様の機能を有する重大事故等対処設備と同時に機能喪失しない設計とする。
被水影響評価の具体的な内容を資料Ⅴ-1-1-8-4「溢水影響に関する評価」「2.2
被水影響に対する評価」に示す。
(3) 蒸気影響に対する評価及び防護設計方針
溢水防護区画内で発生を想定する漏えい蒸気，区画間を拡散する漏えい蒸気及び破損想定箇所近傍での漏えい蒸気の直接噴出による影響を，建設時の蒸気漏えい発生時の環境条件を基に設定した条件，設定した空調条件及び解析区画条件により評価し，防護すべき設備が蒸気影響により要求される機能を損なうおそれがないことを評価する。
漏えい蒸気による影響が蒸気曝露試験又は机上評価により設備の健全性が確認されている条件を超え防護すべき設備が要求される機能を損なうおそれがある場合並びに躯体形状の変更等により解析区画条件が建設時の蒸気漏えい発生時の環境条件を基に設定した条件を超えるおそれがある場合には，漏えい蒸気影
7

響を緩和するための対策を実施する。
蒸気影響評価において期待する溢水防護対策を以下に示す。
漏えい蒸気影響を緩和するために，蒸気漏えいを早期自動検知し，直ちに自動隔離を行うために，自動検知・遠隔隔離システム（温度検出器，蒸気遮断弁，検知制御・監視盤）を設置する。蒸気遮断弁は，所内蒸気系統に設置し隔離信号発
信後30秒以内に自動隔離する設計とする。解析区画条件が建設時の蒸気漏えい発
生時の環境条件を基に保守的に設定した条件を超えるおそれがある配管破断想定箇所には防護カバーを設置し，防護カバーと配管のすき間を設定することで漏
えい蒸気影響を緩和する。なお，微小な蒸気漏えい等により温度検出器を設置した区画内の温度が自動検知・遠隔隔離システムの作動に必要となる温度まで到達せず，自動検知・遠隔隔離システムが作動しない場合を考慮し，手動にて隔離を行うことを保安規定に定め管理する。
蒸気曝露試験は，漏えい蒸気による環境において要求される機能を損なうおそれがある電気設備又は計装設備を対象に，漏えい蒸気による環境条件（温度，湿NT2 補② Ⅴ-1-1-8-1 R0

度及び圧力）により対象設備が要求される機能を損なわないことを評価するために実施する。ただし，試験実施が困難な機器については，漏えい蒸気による環境条件に対する耐性を机上評価する。
主蒸気管破断事故時等には，原子炉建屋原子炉棟内外の差圧による原子炉建屋
外側ブローアウトパネルの開放により，溢水防護区画内において蒸気影響を軽減する設計とする。
重大事故等対処設備については，位置的分散により，蒸気影響により設計基準
事故対処設備等又は同様の機能を有する重大事故等対処設備と同時に機能喪失しない設計とする。
防護すべき設備が蒸気環境に曝された場合，防護すべき設備の要求される機能が損なわれていないことを確認することとし，保安規定に定めて管理する。
蒸気影響評価の具体的な内容を資料Ⅴ-1-1-8-4「溢水影響に関する評価」「2.3
蒸気影響に対する評価」に示す。
原子炉建屋外側ブローアウトパネルに関する具体的な設計方針については，資料Ⅴ-1-1-6「安全設備及び重大事故等対処設備が使用される条件の下における健全性に関する説明書」に示す。
2.3.2 使用済燃料プールの機能維持に関する評価及び防護設計方針
使用済燃料プールに関しては，発生を想定する溢水の影響を受けても，使用済
燃料プール冷却系統及び給水系統に要求される機能が損なわれるおそれがないことを評価する。具体的には，基準地震動ＳＳによる地震力によって生じるスロッシ
ング後の使用済燃料プール水位が，使用済燃料プールの冷却機能（水温65 ℃以下）の維持に必要な水位（サージタンクに流入するオーバーフローラインの下端位置
以上）及び保安規定で定めた管理区域内における特別措置を講じる基準である線8

量率（≦1.0 mSv/h）を満足する水位を上回ることを評価する。
また，スロッシングによる溢水（その他機器の地震起因による溢水を含む。）の影響を受けて，使用済燃料プールの冷却機能及び使用済燃料プールへの給水機
能の維持に必要な機器が要求される機能を損なうおそれがないことを評価する。
防護すべき設備が溢水により要求される機能を損なうおそれがある場合には，防護対策その他の適切な処置を実施する。
使用済燃料プールのスロッシングによる溢水量の算出に当たっては，基準地震
動ＳＳによる地震力によって生じるスロッシング現象をスロッシング後の使用済
燃料プール水位及び使用済燃料プール外へ漏えいする水量がそれぞれ保守的になるよう設定した評価条件で3次元流動解析により評価する。
施設定期検査時においては，スロッシングによる溢水が使用済燃料プール，原子炉ウェル及びドライヤセパレータプールへ戻ることを踏まえ，スロッシング後にも使用済燃料プールの適切な水温及び遮へい水位を維持できる設計とする。なお，プール等周りの縁石には，スロッシングによる溢水がプール等へ戻りやすく

NT2 補② Ⅴ-1-1-8-1 R0

なるよう切欠きを設置する。
スロッシングによる溢水がプール等へ戻る際のプール内への異物落下防止措置
及び異物による切欠きの閉塞防止措置について，保安規定に定めて管理する。
使用済燃料プール機能維持評価の具体的な内容を資料Ⅴ-1-1-8-4「溢水影響に関する評価」「2.4 使用済燃料プールの機能維持に関する溢水評価」に示す。
2.3.3 防護すべき設備を内包する建屋外及びエリア外で発生する溢水に関する溢水評価及び防護設計方針
防護すべき設備を内包する建屋及びエリアにおいて，建屋外及びエリア外で発生を想定する溢水である循環水管の伸縮継手の破損による溢水，屋外タンクで発生を想定する溢水，地下水等が，建屋内及びエリア内に流入するおそれがある場合には，壁，扉，蓋の設置及び貫通部止水処置を実施することで建屋内及びエリア内への流入を防止する設計とし，防護すべき設備が要求される機能を損なうおそれがない設計とする。
また，建屋外及びエリア外で発生する溢水量の低減対策として以下に期待する。
海水ポンプエリア外及びタービン建屋内における循環水管の伸縮継手の破損箇所
からの溢水を早期に自動検知し，隔離（地震起因による伸縮継手の破損の場合は自動隔離，それ以外は中央制御室からの遠隔手動隔離）を行うために，循環水系隔離システム（漏えい検知器，循環水ポンプ出口弁，復水器水室出入口弁，検知制御盤
及び検知監視盤等）を設置する。隔離信号発信後4分以内に循環水ポンプ，循環水ポ
ンプ出口弁及び復水器水室出入口弁を自動隔離する設計とする。さらに，海水ポン
プエリア外の循環水管については，伸縮継手を可撓継手構造とし，継手部のすき間（合計14 mm以下）を設定する設計とすることで，破損箇所からの溢水量を低減する設計とする。
9

地下水については，地震時の排水ポンプの停止により建屋周囲の水位が地表面まで上昇することを想定し，建屋外周部における壁及び貫通部止水処置により防護すべき設備を内包する建屋への流入を防止する設計とする。
防護すべき設備を内包する建屋外及びエリア外で発生する溢水に関する溢水評価の具体的な内容を資料Ⅴ-1-1-8-4「溢水影響に関する評価」「3. 防護すべき設備を内包する建屋外又はエリア外からの流入防止」に示す。

2.3.4 放射性物質を含んだ液体の管理区域外への漏えい防止に関する溢水評価及び防護設計方針発電用原子炉施設内の放射性物質を含む液体を内包する容器，配管及びその他の設備（ポンプ，弁，使用済燃料プール，サイトバンカプール，原子炉ウェル，
ドライヤセパレータプール）からあふれ出る放射性物質を含む液体について，溢
水量，溢水防護区画及び溢水経路により溢水水位を算出し，放射性物質を内包す
る液体が管理区域外へ漏えいすることを防止し伝播するおそれがないことを評NT2 補② Ⅴ-1-1-8-1 R0

価する。なお，地震時における放射性物質を含む液体の溢水量の算出については，
耐震重要度分類に応じた要求される地震力を用いて設計する。
放射性物質を含む液体が管理区域外に伝播するおそれがある場合には管理区
域外への溢水伝播を防止するため，防護対策を実施する。
評価で期待する溢水防護対策として，漏えいする溢水水位を上回る高さを有する伝播防止処置を実施し，放射性物質を含む液体が管理区域外へ伝播しない設計とする。また，溢水防護対策は，溢水水位に対して原則200 mm以上の裕度を確保する設計とする。具体的には，溢水の流入状態，溢水源からの距離，人のアクセス等による一時的な水位変動を考慮し，溢水水位に対して原則100 mm以上の裕度を確保するとともに，区画の床勾配による床面高さのばらつきを考慮し，溢水水
位に原則100 mm以上の裕度を確保する。ただし，溢水水位が低い場合や溢水防護対策の設置位置が床勾配の上端部であることが明らかな位置にある場合には，適切な裕度を確保する設計とする。
管理区域外への漏えい防止に関する溢水評価の具体的な内容を資料Ⅴ-1-1-8-4「溢水影響に関する評価」「2.5 管理区域外への漏えい防止に関する溢水評価」に示す。

10

2.4 溢水防護に関する施設の設計方針「2.2 溢水評価条件の設定」及び「2.3 溢水評価及び防護設計方針」を踏まえ，溢水防護区画の設定，溢水経路の設定及び溢水評価において期待する溢水防護に関する施設の設計方針を以下に示す。設計に当たっては，溢水防護に関する施設が要求される機能を踏まえ，溢水の伝播を防止する設備及び蒸気影響を緩和する設備に分類し設計方針を定める。
また，溢水防護に期待する施設は，要求される機能を維持するため，計画的に保守管理を実施するとともに，必要に応じ補修を実施することとし，保安規定に定めて管理する。
溢水防護に関する施設の設計方針を資料Ⅴ-1-1-8-5「溢水防護施設の詳細設計」に示す。
2.4.1 溢水伝播を防止する設備(1) 水密扉

NT2 補② Ⅴ-1-1-8-1 R0

原子炉建屋原子炉棟内で発生を想定する溢水が，溢水防護区画へ伝播しない設計とするために，止水性を有する残留熱除去系A系ポンプ室水密扉，原子炉隔離時冷却系室北側水密扉，原子炉隔離時冷却系室南側水密扉及び高圧炉心スプレイ
系ポンプ室水密扉を設置する。
また，屋外で発生を想定する溢水が，溢水防護区画内（常設代替高圧電源装置
用カルバート内）へ伝播しない設計とするために，止水性を有する常設代替高圧
電源装置用カルバート原子炉建屋側水密扉（浸水防止設備と兼用）を設置する。
水密扉は，発生を想定する溢水水位による静水圧に対し，溢水伝播を防止する
機能を維持する設計とする。また，地震時及び地震後において，基準地震動ＳＳによる地震力に対して，溢水伝播を防止する機能を維持する設計とする。
(2) 浸水防止蓋，水密ハッチ（浸水防止設備と兼用）
屋外で発生を想定する溢水が，溢水防護区画を内包する建屋へ伝播しない設計とするために，止水性を有する海水ポンプ室ケーブル点検口浸水防止蓋，緊急用
海水ポンプ点検用開口部浸水防止蓋，緊急用海水ポンプ室人員用開口部浸水防止蓋，格納容器圧力逃がし装置格納槽用点検用水密ハッチ，常設低圧代替注水系格
納槽点検用水密ハッチ及び常設低圧代替注水系格納槽可搬型ポンプ用水密ハッチを設置する。
浸水防止蓋及び水密ハッチは，発生を想定する溢水水位による静水圧に対し，溢水伝播を防止する機能を維持する設計とする。また，地震時及び地震後において，基準地震動ＳＳによる地震力に対して，溢水伝播を防止する機能を維持する設計とする。

11

(3) 溢水拡大防止堰，止水板
原子炉建屋原子炉棟及び原子炉建屋付属棟で発生を想定する溢水が，原子炉
建屋原子炉棟内及び原子炉建屋付属棟内の区画間を伝播しない設計及び防護すべき設備の没水影響を防止する設計とするために，原子炉建屋原子炉棟溢水拡
大防止堰B1-1からB1-4，原子炉建屋原子炉棟溢水拡大防止堰1-1から1-3，原子炉建屋原子炉棟溢水拡大防止堰2-1から2-2，原子炉建屋原子炉棟溢水拡大防止
堰3-1から3-2，原子炉建屋原子炉棟溢水拡大防止堰4-1，原子炉建屋原子炉棟溢
水拡大防止堰5-1から5-2，原子炉建屋原子炉棟溢水拡大防止堰6-1から6-5，原子炉建屋付属棟溢水拡大防止堰，原子炉建屋原子炉棟止水板B2-1からB2-3，原子炉建屋原子炉棟止水板B1-1からB1-3，原子炉建屋原子炉棟止水板2-1，原子炉
建屋原子炉棟止水板3-1から3-7，原子炉建屋原子炉棟止水板4-1から4-5，原子炉建屋原子炉棟止水板5-1，原子炉建屋原子炉棟止水板6-1及び原子炉建屋原子炉棟止水板6-2を設置する。
溢水拡大防止堰及び止水板は，発生を想定する溢水水位による静水圧に対し，

NT2 補② Ⅴ-1-1-8-1 R0

溢水伝播を防止する機能を維持する設計とする。また，地震時及び地震後において，基準地震動ＳＳによる地震力に対して，溢水伝播を防止する機能を維持す
る設計とする。
(4) 管理区域外伝播防止堰（放射性廃棄物の廃棄施設と一部兼用）
管理区域内で発生を想定する放射性物質を含む液体が，管理区域外へ伝播しない設計とするために，原子炉建屋廃棄物処理棟管理区域伝播防止堰1-1から1-2，
タービン建屋管理区域外伝播防止堰1-1から1-4を設置する。また，放射性廃棄物の廃棄施設におけるキャスク搬出入用出入口，サイトバンカトラックエリア出入口，廃棄物処理建屋機器搬出入用出入口，雑固体ドラム搬出入用出入口，ドラム
搬入室出入口，廃棄物処理建屋出入口及び焼却設備機器搬出入用出入口も管理区
域外伝播防止堰として兼用する。
管理区域外伝播防止堰のうち耐震設計上の重要度分類がＣ－２クラスの堰は，発生を想定する溢水水位による静水圧に対し，溢水伝播を防止する機能を維持す
る設計とする。また，地震時及び地震後において，基準地震動ＳＳによる地震力に対して，溢水伝播を防止する機能を維持する設計とする。上記以外の管理区域
伝播防止堰については，地震時及び地震後において，耐震重要度分類にて要求される地震力に対して，溢水伝播を防止する機能を維持する設計とする。
(5) 逆流防止装置
原子炉建屋原子炉棟内で滞留する溢水が，床ドレンラインを介して原子炉建屋
原子炉棟内の溢水防護区画へ伝播しない設計とするために，床ドレンラインに止水性を有する逆流防止装置を設置する。
逆流防止装置は，発生を想定する溢水水位による静水圧に対し，溢水伝播を防12止する機能を維持する設計とする。また，地震時及び地震後において，基準地震
動ＳＳによる地震力に対して，溢水伝播を防止する機能を維持する設計とする。
(6) 貫通部止水処置（浸水防止設備と一部兼用）
以下の設計のため，貫通部止水処置を実施する。
・防護すべき設備を内包する建屋外及びエリア外にて発生を想定する溢水が，溢水防護区画へ伝播しない設計とするため。
・原子炉建屋原子炉棟内で発生を想定する溢水により，防護すべき設備の機能を損なうおそれがない設計とするため。
・管理区域内で発生を想定する放射性物質を含む液体が管理区域外へ伝播しない設計とするため。
これらの貫通部止水処置は，発生を想定する溢水水位による静水圧に対し，溢水伝播を防止する機能を維持する設計とする。また，地震時及び地震後において，
基準地震動ＳＳによる地震力に対して，溢水伝播を防止する機能を維持する設計

NT2 補② Ⅴ-1-1-8-1 R0とする。
(7) 循環水系隔離システム
タービン建屋復水器エリア及び海水ポンプ室循環水ポンプエリアで発生を想定する循環水系配管破断箇所からの溢水量を低減するために，循環水系配管破断箇所からの溢水を早期に自動検知し，隔離（地震起因による伸縮継手の破損の場
合は自動隔離，それ以外は中央制御室からの遠隔手動隔離）を行うために，循環水系隔離システム（漏えい検知器，循環水ポンプ出口弁，復水器水室出入口弁，検知制御盤及び検知監視盤等）を設置する。
また，地震時及び地震後において，基準地震動ＳＳによる地震力に対して，溢水量を低減する機能を維持する設計とする。
(8) 循環水管可撓継手
海水ポンプ室循環水ポンプエリア内で発生を想定する循環水系配管破断箇所
からの溢水量を低減するために，伸縮継手を可撓継手構造に取替える。継手部のすき間寸法を管理し，溢水流量を制限することで溢水量を低減する設計とする。
また，地震時及び地震後において，基準地震動ＳＳによる地震力に対して，溢水量を低減する機能を維持する設計とする。
2.4.2 蒸気影響を緩和する設備(1) 自動検知・遠隔隔離システム配管の想定破損による漏えい蒸気の影響を緩和するために，蒸気漏えいを早期自動検知し，直ちに自動隔離を行うために，自動検知・遠隔隔離システム（温度検出器，蒸気遮断弁，検知制御・監視盤）を設置する。
13

(2) 防護カバー
配管の想定破損による漏えい蒸気が防護すべき設備へ与える影響を緩和するために，配管破断想定箇所に防護カバーを設置する。防護カバーと配管とのすき間寸法を管理し，漏えい蒸気流量を制限することで蒸気影響を緩和する設計とする。
防護カバーは配管からの蒸気の噴出による荷重により防護カバーの各構成部
材に発生する応力に対して，蒸気影響を緩和する機能を損なうおそれがない設計とする。
また，地震時及び地震後において，基準地震動ＳＳによる地震力に対して，十分な構造強度を有し，上位クラス施設に対して波及的影響を及ぼすおそれのない

NT2 補② Ⅴ-1-1-8-1 R0

設計とする。

14

3.

適用規格
適用する規格としては，既往工認で適用実績がある規絡のほか，最新の規格基準についても技術的妥当性及び適用性を示したうえで適用可能とする。
適用する規格，基準，指針等を以下に示す。
・発電用原子力設備規格 設計・建設規格（ＪＳＭＥ Ｓ ＮＣ1-2005/2007）
・原子力発電所耐震設計技術指針（ＪＥＡＧ4601-1987）
・原子力発電所耐震設計技術指針 重要度分類・許容応力編（ＪＥＡＧ4601・補-1984）
・原子力発電所配管破損防護設計技術指針（ＪＥＡＧ4613-1998）
・原子力発電所の火災防護指針（ＪＥＡＧ4607-2010）
・原子力発電所耐震設計技術指針（ＪＥＡＧ4601-1991 追補版）
・電気機械器具の外郭による保護等級（ＩＰコード） （ＪＩＳ Ｃ 0920-2003）
・ステンレス鋼棒（ＪＩＳ Ｇ 4303-2012）
・熱間圧延ステンレス鋼板及び鋼帯（ＪＩＳ Ｇ 4304-2012）
・熱間成形ステンレス鋼形鋼（ＪＩＳ Ｇ 4317-2013）

NT2 補② Ⅴ-1-1-8-1 R0E

・建築基準法（昭和25年5月24日法律第201号）
・建築基準法施行令（昭和25年11月16日政令第338号）
・消防法（昭和23年7月24日法律第186号）
・消防法施行令（昭和36年3月25日政令第37号）
・実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則の解釈（平成25年6月19日原規技発第1306194号）
・鉄筋コンクリート構造計算規準 日本建築学会 1991年
・鉄筋コンクリート構造計算規準 -許容応力度設計法- 日本建築学会 1999年
・鉄筋コンクリート構造計算規準 日本建築学会 2010年
・鋼構造設計規準 -許容応力度設計法- 日本建築学会 2005年
・各種合成構造設計指針・同解説 日本建築学会 2010年
・発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針（平成2年8月30日 原子力安
全委員会）
・原子力施設における建築物の維持管理指針・同解説 日本建築学会 2015年
・水道施設耐震工法指針・解説 日本水道協会 1997年
・水道施設耐震工法指針・解説 日本水道協会 2009年
・コンクリート標準示方書［構造性能照査編] 土木学会 2002年

14