東海第二発電所 工事計画審査資料

NT2 補① Ⅴ-1-10-8 R0

Ⅴ-1-10-8

資料番号

工認-907 改 4

提出年月日

平成 30 年 10 月 1 日

本工事計画に係る設計の実績，工事及び検査の計画
原子炉格納施設

施設ごとの設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する実績又は計画について

1.

概要
本資料は，本文「設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する事項」に基づく「原子炉格納施設」の設計に係るプロセスの実績，工事及び検査に係るプロセスの計画について説明するものである。

2.

基本方針
東海第二発電所における「原子炉格納施設」の設計に係るプロセスとその実績について，「設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する説明書」に示した設計の段階ごとに，組織内外の部門関係，進捗実績及び具体的な活動実績について説明する。

NT2 補① Ⅴ-1-10-8 R0

工事及び検査に関する計画として，組織内外の部門関係，進捗実績及び具体的な活動計
画について説明する。
適合性確認対象設備ごとの調達に係る管理のグレードと実績について説明する。

3.

設計及び工事に係るプロセスとその実績又は計画「設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する説明書」に基づき実施した，東海第二発電所における「原子炉格納施設」の設計の実績，工事及び検査の計画について，「本工事計画に係る設計の実績，工事及び検査の計画」の様式−1 により示す。
また，適合性確認対象設備ごとの調達に係る管理のグレードと実績について，「適合性確認対象設備ごとの調達に係る管理のグレード及び実績（設備関係）」の様式−9 により示
す。

1

様式−1

本工事計画に係る設計の実績，工事及び検査の計画【原子炉格納施設】
設計，工事及び検査の業務フロー
各段階
当社
設
計

3.3.1

適合性確認対象設備に対する要求事項の明確化

供給者

組織内外の部門間の相互関係◎:主担当 ○:関連
本店

−

発電所

◎

供給者

−

実績
(○)
／
計画
(△)
○

各条文の対応に必要な適合性確
認対象設備の選定

3.3.2

NT2 補① Ⅴ-1-10-8 R5

設
計

−

◎

−

○

実
施
内
容
（設計，工事及び検査に係る品質管理の方法等に関する活動の実施結果）
業務実績又は業務計画

備
記録等

新規制基準への適合に必要な設計の要求事項を，添付書類「Ⅴ-1-10-1 3. 3.1 適合性確認対象設備に対する要求事項の明確化」に示す事項とした。

−

保守総括グループマネージャーは，添付書類「Ⅴ-1-10-1 3.3.2 各条文の対応に必要な ・様式−2
設備リスト
適合性確認対象設備の選定」に基づき，設置許可基準規則，技術基準規則と過去の指針等（「発電用軽水型原子炉施設に関する安全設計審査指針」及び解説，並びに「発電用原子力設備に関する技術基準を定める省令」及び解釈）と比較して追加又は変更された要求事項を満足するために必要な設備又は運用をインプットとして，設計基準対象施設と重大事故等対処設備に係る機能ごとに「原子炉格納施設」を抽出し，その結果をアウトプットとして様式−2 に整理した。
保守総括グループマネージャーは，様式−2 について，添付書類「Ⅴ-1-10-1 3.3.1 適
合性確認対象設備に対する要求事項の明確化」で明記している設計に必要な要求事項が適切か，またこの要求事項に対して必要な機器等が抜けなく抽出されているかの観点でレビューし，承認した。

基本設計方針の作成（設計 1）

設
計

3.3.3
(1)

−

◎

−

○

保守総括グループマネージャーは，添付書類「Ⅴ-1-10-1 3.3.3(1) 基本設計方針の作 ・様式−3
技術基準規則の各条
成（設計 1）」に基づき，技術基準規則をインプットとして，技術基準規則の条文単位での文と各施設における適用を明確にし，アウトプットとして，各条文と施設における適用要否の考え方を様式−3
適用要否の考え方に取りまとめた。
・様式−4
施設と条文の対比一
保守総括グループマネージャーは，様式−3 をインプットとして，条文と施設の関係を一覧表覧に整理し，アウトプットとして様式−4 に取りまとめた。
・様式−5
工認添付書類星取表
保守総括グループマネージャーは，実用炉規則別表第二，技術基準規則，様式−2 及び様式−4 をインプットとして，抽出した機器を実用炉規則別表第二の施設区分ごとに並び替え ・様式−6
条文の設計の考え方
るとともに，各機器に適用される技術基準規則の条文及び条文ごとに詳細な検討が必要となる項目を整理し，アウトプットとして工認書類と本工事計画の関係を様式−5 に取りまとめ ・様式−7
要求事項との対比表
た。
保守総括グループマネージャーは，設置許可基準規則，技術基準規則及び設置変更許可申請書をインプットとして，添付書類「Ⅴ-1-10-1 3.3.1 適合性確認対象設備に対する要求事項の明確化」で明記した要求事項を満たすために必要な基本設計方針を策定し，アウトプットとして，各条文の設計の考え方を様式−6 に，要求事項との対比を明示した基本設計方
針を様式−7 に取りまとめた。
保守総括グループマネージャーは，基本設計方針，設置変更許可申請書をインプットとして，既工認や他プラントの状況を参考にして，各機器の耐震重要度分類，機器クラス，兼用
する際の登録の考え方及び適合性確認対象設備に必要な工認書類との関連をアウトプット
として様式−5 に取りまとめた。
2

考

設計，工事及び検査の業務フロー
各段階
当社

供給者

組織内外の部門間の相互関係◎:主担当 ○:関連
本店

発電所

供給者

実績
(○)
／
計画
(△)

実
施
内
容
（設計，工事及び検査に係る品質管理の方法等に関する活動の実施結果）
業務実績又は業務計画

備
記録等

保守総括グループマネージャーは，様式−3，様式−4，様式−5，様式−6 及び様式−7 について，添付書類「Ⅴ-1-10-1 3.3.1 適合性確認対象設備に対する要求事項の明確化」で明記している設計に必要な要求事項に対して，設計方針が抜けなく設定されているかの観点でレビューし，承認した。

適合性確認対象設備の各条文への適合性を確保するための設計（設計 2）

3.3.3(2)

保守総括グループマネージャーは，「運用要求」に分類した基本設計方針を取りまとめ，（発電管理室）プラント管理グループマネージャーに必要な検討を依頼した。
○

◎

−

○

NT2 補① Ⅴ-1-10-8 R5

設計

保守総括グループマネージャーは，様式−2 で抽出した機器に対し，詳細な検討が必要と ・様式−8なる設計の要求事項を明記している様式−5 及び基本設計方針をインプットとして，該当す
基準適合性を確保する条文の基本設計方針に対する適合性を確保するための詳細設計を実施し，その結果をアウるための設計結果と適合性確認状況一覧
トプットとして様式−8 の「工認設計結果（要目表／設計方針）」欄に取りまとめた。
表(3.5 調達)
設備設計に
係る調達管
理の実施

設
計

3.3.3
(2)

「原子炉冷却系統施設」
参照○

保守総括グループマネージャーは，取りまとめた様式−8 の「工認設計結果（要目表／設計方針）」欄について添付書類「Ⅴ-1-10-1 3.3.3(1) 基本設計方針の作成（設計 1）」で明記している条文ごとの基本設計方針に対する必要な設計が行われているか，詳細な検討が必要な事項について設計が行われているかの２つの観点で確認した。
基本設計方針の設計要求事項ごとの詳細設計の実績を，その実績のレビュー，設計の体制
及び外部との情報伝達に関する実施状況を含めて，以下の「1.」以降に示す。（【 】は，本工事計画内の資料との関連）「原子炉冷却系統施設」
1. 共通的に適用される設計
参照
共通的に適用される設計項目に対する設計を以下に示すとおり実施した。
・技術基準規則第 4 条（設計基準対象施設の地盤），第 49 条（重大事故等対処施設の地
盤）の適合に必要な設計を添付書類「Ⅴ-1-10-4 2. 設計基準対象施設及び重大事故等対処施設の地盤の設計」で実施した。
・技術基準規則第 6 条（設計基準対象施設の津波による損傷の防止），第 51 条（重大事
故等対処施設の津波による損傷の防止）の適合に必要な設計を添付書類「Ⅴ-1-10-4 5.
津波による損傷防止設計」で実施した。
・技術基準規則第 7 条（外部からの衝撃による損傷の防止）の適合に必要な設計を添付書
類「Ⅴ-1-10-4 6. 自然現象等への配慮に関する設計」で実施した。
・技術基準規則第 9 条（発電用原子炉施設への人の不法な侵入等の防止）の適合に必要な設計を添付書類「Ⅴ-1-10-4 8. 不法な侵入等の防止設計」で実施した。
・技術基準規則第 11 条（設計基準対象施設の火災による損傷の防止），第 52 条（重大事
故等対処施設の火災による損傷の防止）の適合に必要な設計を添付書類「Ⅴ-1-10-4 9.
火災による損傷の防止」で実施した。
・技術基準規則第 12 条（発電用原子炉施設内における溢水等による損傷の防止）の適合に必要な設計を添付書類「Ⅴ-1-10-4 10. 溢水による損傷防止設計」で実施した。
・技術基準規則第 13 条（安全避難通路等）の適合に必要な設計を添付書類「Ⅴ-1-10-4
13. 安全避難通路等に係る設計」及び「14. 非常用照明に係る設計」で実施した。
・技術基準規則第 57 条（安全弁等）の適合に必要な設計を添付書類「Ⅴ-1-10-4 15. 安全弁等の設計」で実施した。
・第 78 条（重大事故等対処施設の準用）の適合に必要な設計を添付書類「Ⅴ-1-10-4 17.
電気設備の設計」で実施した。
3

考

設計，工事及び検査の業務フロー
各段階
当社

供給者

組織内外の部門間の相互関係◎:主担当 ○:関連
本店

発電所

供給者

実績
(○)
／
計画
(△)

実
施
内
容
（設計，工事及び検査に係る品質管理の方法等に関する活動の実施結果）
業務実績又は業務計画

備
記録等

2. 原子炉格納施設の兼用する設計・調達文書
保守総括グループマネージャーは，原子炉格納施設の設備設計に当たって，「2.3 兼用 ・業務報告書する機能の確認」から「2.5 兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計」に ・設計資料（原子炉格納施設）
より施設・設備区分を整理し，兼用する機能を確認したうえで，原子炉格納施設の設備設計を「2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計」で実施した。
2.1 機能に係る設計条件の設定
保守総括グループマネージャーは，基本設計方針，設置変更許可時の設計結果及び設備図書をインプットとして，原子炉格納施設の機能に係る詳細な設計条件を原子炉格納施設の設計条件として取りまとめた。

NT2 補① Ⅴ-1-10-8 R5

保守総括グループマネージャーは，取りまとめた設計条件をインプットとして，設計資料に取りまとめレビューし，承認した。
【原子炉格納施設の設計条件に関する説明書】

設
計

3.3.3
(2)

◎

◎

〇

○

2.2 機能単位の系統の明確化
保守総括グループマネージャーは，添付書類「Ⅴ-1-10-1 図 3-6 主要な設備の設計」の「系統構成の明確化」に従い，様式−2，設置変更許可申請書，基本設計方針及び原子炉格納施設の設計条件をインプットとして，原子炉格納施設で設計を行う設備について，系統構成をそれぞれ明確にし，その結果をアウトプットとして設備ごとに必要な機能単位の系統図に取りまとめた。
2.3 兼用する機能の確認
保守総括グループマネージャーは，添付書類「Ⅴ-1-10-1 図 3-6 主要な設備の設計」の「兼用する機能の確認」に従い，様式−5 をインプットとして，原子炉格納施設
が主登録となる機器及び重大事故等時に原子炉格納施設として使用する非常用ガス処
理系排気筒について兼用する施設・設備区分及び関連する技術基準規則の条番号を確認したうえで，様式−2 及び様式−5 をインプットとして，関係する技術基準規則の条文及び兼用する機能を確認し，その結果をアウトプットとして機器ごとに必要な設定根拠の「（概要）」部分に取りまとめた。
2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計
保守総括グループマネージャーは，複数の機能を兼用する機器を含む以下の設備又は系統について，2.5 及び 2.6 に示すとおり設計を実施した。
① 原子炉格納容器② 原子炉格納容器配管貫通部及び電気配線貫通部③ 原子炉格納容器安全設備
・格納容器スプレイヘッダ
・原子炉建屋放水設備④ 放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設
備・原子炉建屋ガス処理系
4

考

設計，工事及び検査の業務フロー
各段階
当社

供給者

組織内外の部門間の相互関係◎:主担当 ○:関連
本店

発電所

供給者

実績
(○)
／
計画
(△)

実
施
内
容
（設計，工事及び検査に係る品質管理の方法等に関する活動の実施結果）
業務実績又は業務計画

備
記録等⑤ 原子炉格納容器調気設備
・不活性ガス系⑥ 圧力逃がし装置
・格納容器圧力逃がし装置⑦ 汚濁防止膜（可搬型）⑧ 原子炉建屋NT2 補① Ⅴ-1-10-8 R5

適合性確認対象設備の各条文への適合性を確保するための設計（設計 2）(3.5 調達)
設備設計に
係る調達管
理の実施

2.5 兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計
保守総括グループマネージャー，機械グループマネージャー及び（発電管理室）機械
設備グループマネージャーは，本工事計画に必要な設計を行うための調達文書を作成
し，添付書類「Ⅴ-1-10-1 3.5 本工事計画における調達管理の方法」に基づく調達管理を実施した。
保守総括グループマネージャー，機械グループマネージャー及び（発電管理室）機械
設備グループマネージャーは，調達の中で供給者に対し，機能を兼用する機器を含む設備のうち，調達にて設計が必要な機器の仕様等に関する設計の実施を要求した。
保守総括グループマネージャー，機械グループマネージャー及び（発電管理室）機械
設備グループマネージャー又は供給者は，添付書類「Ⅴ-1-10-1 図 3-6 主要な設備の設計」の「機器の仕様等に関する設計」に従い，「2.2 機能単位の系統の明確化」で取りまとめた「機能単位の系統図」，「2.3 兼用する機能の確認」で取りまとめた設定根拠の「（概要）」部分，原子炉格納施設の設計条件及び設備図書等をインプットとして，
原子炉格納施設が主登録となる機器について兼用する機能ごとの使用条件を集約した
うえで，仕様等に関する設計を実施し，設定根拠に取りまとめた。その結果をもとに，既に設置されている機器及び設置する機器が設定根拠を満たす機能を有することを確認し，アウトプットとして機器ごとに必要な設備仕様，設定根拠，構造図及び配置図に取りまとめた。
供給者は，取りまとめた結果について，保守総括グループマネージャー，機械グルー
プマネージャー及び（発電管理室）機械設備グループマネージャーに設定根拠を満たす設計となっていることの確認を受け，アウトプットとして設計結果を作成し，当社に提出した。
保守総括グループマネージャー，機械グループマネージャー及び（発電管理室）機械
設備グループマネージャーは，供給者が提出した設計結果を確認した。
保守総括グループマネージャー，機械グループマネージャー及び（発電管理室）機械
設備グループマネージャーは，設備図書，基本設計方針及び供給者が提出した設計結果をインプットとして，機能を兼用する機器を含む設備の仕様等を決定するための設計が基本設計方針の要求を満たしていることを確認し，その結果をアウトプットとして設計資料に取りまとめレビューし，承認した。
保守総括グループマネージャーは，原子炉格納施設の設備に係る設計のうち，健全性に係る「多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散」，「悪影響防止等」，「環境5

考

設計，工事及び検査の業務フロー
各段階
当社

供給者

組織内外の部門間の相互関係◎:主担当 ○:関連
本店

発電所

供給者

実績
(○)
／
計画
(△)

実
施
内
容
（設計，工事及び検査に係る品質管理の方法等に関する活動の実施結果）
業務実績又は業務計画

備記録等条件等」及び「操作性及び試験・検査性」の設計を添付書類「Ⅴ-1-10-4 11. 健全性に係る設計」で実施した。
【要目表】【設備別記載事項の設定根拠に関する説明書】【機器の配置を明示した図面】【構造図】【原子炉格納施設の設計条件に関する説明書】
2.6 各機器固有の設計
・調達文書(1) 設備共通の設計・業務報告書a. 耐震評価
・設計資料（原子炉格納（発電管理室）設備耐震グループマネージャー及び機械グループマネージャー
施設）
は，原子炉格納施設が主登録となる機器の耐震評価を添付書類「Ⅴ-1-10-4 4.
地震による損傷防止に関する設計」で実施した。

NT2 補① Ⅴ-1-10-8 R5

b.

強度評価
保守総括グループマネージャー，機械グループマネージャー及び（発電管理室）
設備耐震グループマネージャーは，原子炉格納施設が主登録となる機器の強度評
価を添付書類「Ⅴ-1-10-4 12. 材料及び構造に係る設計」で実施した。

c. 圧力低減設備のポンプの有効吸込水頭に係る設計(a) 基本方針の設定（発電管理室）機械設備グループマネージャーは，基本設計方針をインプットとして，圧力低減設備のポンプの有効吸込水頭に係る設計についての基本方
針を定めた。
設
計

3.3.3
(2)

◎
適合性確認対象設備の各条文への適合性を確保するための設計（設計 2）(3.5 調達)
設備設計に
係る調達管
理の実施

〇

○

○

(b) 評価方針の設定（発電管理室）機械設備グループマネージャーは，本工事計画に必要な設計を行うための調達文書を作成し，添付書類「Ⅴ-1-10-1 3.5 本工事計画における調達管理の方法」に基づき調達管理を実施した。
（発電管理室）機械設備グループマネージャーは，行った調達委託の中で供給者に対し，圧力低減設備のポンプの有効吸込水頭に係る評価の実施を要求した。
イ. サプレッション・プールを水源とするポンプ
供給者は，（発電管理室）機械設備グループマネージャーからの要求を受けて，当社から提供した基本方針及び「非常用炉心冷却設備又は格納容器熱除去設備に係るろ過装置の性能評価等について（内規）」（以下「内規」という。）が適用可能であることを確認したうえで，これらの資料をインプットとして，圧力低減設備のサプレッション・プールを水源とするポンプの有効吸込水頭に係る評価方針を定めた。
ロ. サプレッション・プールを水源としないポンプ
供給者は，（発電管理室）機械設備グループマネージャーからの要求を受けて，当社から提供した基本方針をインプットとして，圧力低減設備のサプ

6考設計，工事及び検査の業務フロー
各段階
当社

供給者

組織内外の部門間の相互関係◎:主担当 ○:関連
本店

発電所

供給者

実績
(○)
／
計画
(△)

実
施
内
容
（設計，工事及び検査に係る品質管理の方法等に関する活動の実施結果）
業務実績又は業務計画

備
記録等

レッション・プールを水源としないポンプの有効吸込水頭に係る評価方針を定めた。

NT2 補① Ⅴ-1-10-8 R5(c) 評価対象ポンプの選定
イ. サプレッション・プールを水源とするポンプ
供給者は，「(b) 評価方針の選定」で（発電管理室）機械設備グループマ
ネージャーが行った調達委託の中で，当社から提供した設置変更許可申請書
及び評価方針をインプットとして，サプレッション・プールを水源とする評
価対象ポンプを選定した。
ロ. サプレッション・プールを水源としないポンプ
供給者は，「(b) 評価方針の選定」で（発電管理室）機械設備グループマ
ネージャーが行った調達委託の中で，当社から提供した設置変更許可申請書
及び評価方針をインプットとして，サプレッション・プールを水源としない
評価対象ポンプを選定した。
(d) 評価方法の設定
イ. サプレッション・プールを水源とするポンプ
供給者は，「(b) 評価方針の設定」で（発電管理室）機械設備グループマ
ネージャーが行った調達委託の中で，評価方針，評価対象ポンプ，当社から提供した設置変更許可時の設計結果，設備図書，既工認，内規及び供給者が所有する適用可能な図書をインプットとして，サプレッション・プールを水源とするポンプの評価方法を定めた。
ロ. サプレッション・プールを水源としないポンプ
供給者は，「(b) 評価方針の選定」で（発電管理室）機械設備グループマ
ネージャーが行った調達委託の中で，評価方針，評価対象ポンプ，当社から提供した設備図書及び供給者が所有する適用可能な図書をインプットとして，サプレッション・プールを水源としないポンプの評価方法を定めた。
(e) 評価の実施
イ. サプレッション・プールを水源とするポンプ
供給者は，「(b) 評価方針の選定」で（発電管理室）機械設備グループマ
ネージャーが行った調達委託の中で，評価方法，当社から提供した設置変更
許可時の設計結果，既工認，内規及び供給者が所有する適用可能な図書をイ
ンプットとして，評価対象ポンプのうち，サプレッション・プールを水源とするポンプが評価方針を満たしていることを確認し，圧力低減設備のポンプの有効吸込水頭に係る評価結果に取りまとめた。
ロ. サプレッション・プールを水源としないポンプ
供給者は，「(b) 評価方針の選定」で（発電管理室）機械設備グループマ
ネージャーが行った調達委託の中で，評価方法，当社から提供した設備図書及び供給者が所有する適用可能な図書をインプットとして，評価対象ポンプのうち，サプレッション・プールを水源としないポンプの有効吸込水頭に係
7考

設計，工事及び検査の業務フロー
各段階
当社

供給者

組織内外の部門間の相互関係◎:主担当 ○:関連
本店

発電所

供給者

実績
(○)
／
計画
(△)

実
施
内
容
（設計，工事及び検査に係る品質管理の方法等に関する活動の実施結果）
業務実績又は業務計画

備
記録等る評価を実施し，圧力低減設備のポンプの有効吸込水頭に係る評価結果に取りまとめた。
(f) 評価内容の確認
供給者は，「(b) 評価方針の設定」で（発電管理室）機械設備グループマネージャーが行った調達委託の中で，（発電管理室）機械設備グループマネージ
ャーにより基本方針を満たす評価内容となっていることの確認を受け，アウト
プットとして圧力低減設備のポンプの有効吸込水頭に関する設計結果にまとめ，それを業務報告書として当社に提出した。
（発電管理室）機械設備グループマネージャーは，供給者が提出した業務報告書を確認した。

NT2 補① Ⅴ-1-10-8 R5（発電管理室）機械設備グループマネージャーは，基本設計方針，設備図書及び業務報告書をインプットとして，圧力低減設備のポンプの有効吸込水頭に係る設計が基本設計方針の要求を満たしていることを確認し，その結果をアウ
トプットとして設計資料に取りまとめた。
（発電管理室）機械設備グループマネージャーは，取りまとめた設計資料をレビューし，承認した。
【圧力低減設備のポンプの有効吸込水頭に関する説明書】(2) その他各設備固有の設計・設計資料（原子炉格納
a. 原子炉建屋ガス処理系
施設）(a) 原子炉建屋ガス処理系への電源供給に関する設計
保守総括グループマネージャーは，基本設計方針をインプットとして，原子炉建屋ガス処理系の電源について，非常用交流電源設備に加えて，常設代替交
流電源設備からの給電が可能な設計とする詳細設計方針を定め，その結果をア
ウトプットとして設計資料単線結線図に取りまとめた。

設
計

3.3.3
(2)

−

◎

−

○

保守総括グループマネージャーは，詳細設計方針及び添付書類「Ⅴ-1-10-9
2.1 非常用発電装置」において実施した設計結果をインプットとして，詳細設計方針を満たしていることを確認し，その結果をアウトプットとして設計資料に取りまとめた。
保守総括グループマネージャーは，取りまとめた設計資料をレビューし，承認した。
b. 格納容器圧力逃がし装置(a) 排出経路に設置される隔離弁の電動弁への電源供給に関する設計
保守総括グループマネージャーは，基本設計方針をインプットとして，排出経路に設置される隔離弁の電動弁の電源について，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電により中央制御室から操作が可能な設計

8考設計，工事及び検査の業務フロー
各段階
当社

供給者

組織内外の部門間の相互関係◎:主担当 ○:関連
本店

発電所

供給者

実績
(○)
／
計画
(△)

実
施
内
容
（設計，工事及び検査に係る品質管理の方法等に関する活動の実施結果）
業務実績又は業務計画

備
記録等とする詳細設計方針を定め，その結果をアウトプットとして設計資料に取りまとめた。
保守総括グループマネージャーは，詳細設計方針及び添付書類「Ⅴ-1-10-9
2.1 非常用発電装置」において実施した設計結果をインプットとして，詳細設計方針を満たしていることを確認し，その結果をアウトプットとして設計資料に取りまとめた。
保守総括グループマネージャーは，取りまとめた設計資料をレビューし，承認した。

NT2 補① Ⅴ-1-10-8 R5【原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する説明書】【原子炉格納施設の設計条件に関する説明書】【単線結線図】

設
計

3.3.3
(2)

◎

◎

−

○

2.7 機能を兼用する機器を含む原子炉格納施設の系統図に関する取りまとめ
・設計資料（原子炉格納保守総括グループマネージャー，機械グループマネージャー及び（発電管理室）機械
施設）
設備グループマネージャーは，「2. 原子炉格納施設の兼用する設計」で取りまとめた
機能単位の系統図，様式−2，様式−5 をインプットとして，機能を兼用する機器を含む
原子炉格納施設の系統構成及び兼用する施設・設備区分を明確にし，原子炉格納施設の系統図に取りまとめレビューし，承認した。
【系統図】
3. 原子炉格納施設の設計
・調達文書
3.1 原子炉格納容器に係る設計・業務報告書
保守総括グループマネージャーは，原子炉格納容器に係る設計を以下に示すとおり実 ・設計資料（原子炉格納
施した。
施設）

設
計

3.3.3
(2)

○

◎

○

○

(1) 設備仕様に係る設計
保守総括グループマネージャーは，既工認及び設備図書をインプットとして，設計基準事故時における最高使用温度，最高使用圧力を確認し，その結果をアウトプットとして原子炉格納容器の設計基準事故時における設計条件を取りまとめた。
保守総括グループマネージャーは，基本設計方針及び設置変更許可時の解析結果をインプットとして，重大事故等時の最高使用温度，最高使用圧力を設計条件として設定して設定根拠にまとめ，既に設置されている機器が設定根拠を満たす機能を有することを確認し，その結果をアウトプットとして設備仕様，設定根拠及び原子炉格納容器の重大事故等時における設計条件として取りまとめた。
保守総括グループマネージャーは，基本設計方針，「重要構造物安全評価（原子炉格納容器信頼性実証事業）に関する総括報告書」が適用可能であることを確認したうえで，これらの資料をインプットとして，重大事故等時の最高温度，最高圧力を上回り，かつ，原子炉格納容器の限界温度，限界圧力まで至らない値の中で評価
温度及び評価圧力を設定し，重大事故等時における原子炉格納容器の放射性物質の閉じ込め機能評価に用いる条件として取りまとめた。
9考

設計，工事及び検査の業務フロー
各段階
当社

供給者

組織内外の部門間の相互関係◎:主担当 ○:関連
本店

発電所

供給者

実績
(○)
／
計画
(△)

実
施
内
容
（設計，工事及び検査に係る品質管理の方法等に関する活動の実施結果）
業務実績又は業務計画

備
記録等

保守総括グループマネージャーは，取りまとめた設計資料をレビューし，承認した。
保守総括グループマネージャーは，原子炉格納容器に係る設計のうち，健全性に係る「悪影響防止等」，「環境条件等」及び「操作性及び試験・検査性」の設計を添付書類「Ⅴ-1-10-4 11. 健全性に係る設計」で実施した。
(2) 各機器固有の設計
a. 耐震評価（発電管理室）設備耐震グループマネージャー及び保守総括グループマネージ
ャーは，耐震評価を添付書類「Ⅴ-1-10-41 4. 地震による損傷防止に関する設計」で実施した。

NT2 補① Ⅴ-1-10-8 R5

b.

c.

強度評価
保守総括グループマネージャーは，強度評価を添付書類「Ⅴ-1-10-4
料及び構造等に係る設計」で実施した。

12. 材

原子炉格納容器隔離弁に係る設計
保守総括グループマネージャーは，基本設計方針をインプットとして，原子炉
格納容器隔離弁に関する詳細な設計条件を，原子炉格納施設の設計条件として取りまとめた。
保守総括グループマネージャーは，原子炉格納施設の設計条件及び設備図書をインプットとして，原子炉格納容器隔離弁に係る設計が原子炉格納施設の設計条件を満たしていることを確認し，その結果をアウトプットとして設計資料に取りまとめた。
保守総括グループマネージャーは，取りまとめた設計資料をレビューし，承認した。

d.

重大事故等時における原子炉格納容器の放射性物質の閉じ込め機能評価
保守総括グループマネージャーは，「(1) 設備仕様に係る設計」で評価を行うこととした原子炉格納容器の放射性物質の閉じ込め機能について，以下に示すとおり評価を実施した。

(a) 評価方針の設定
保守総括グループマネージャーは，基本設計方針，設備図書並びに「(1) 設
備仕様に係る設計」で定めた重大事故等時における原子炉格納容器の放射性物
質の閉じ込め機能評価に用いる評価温度及び評価圧力をインプットとして，その環境下における原子炉格納容器の放射性物質閉じ込め機能を評価するための評価方針を定めた。
(b) 評価対象部位及び評価対象部位における機能喪失要因の抽出

10

考設計，工事及び検査の業務フロー
各段階
当社

NT2 補① Ⅴ-1-10-8 R5

適合性確認対象設備の各条文への適合性を確保するための設計（設計 2）

供給者(3.5 調達)
設備設計に
係る調達管
理の実施

組織内外の部門間の相互関係◎:主担当 ○:関連
本店

発電所

供給者

実績
(○)
／
計画
(△)

実
施
内
容
（設計，工事及び検査に係る品質管理の方法等に関する活動の実施結果）
業務実績又は業務計画

備
記録等

保守総括グループマネージャーは，本工事計画に必要な設計を行うための調
達文書を作成し，添付書類「Ⅴ-1-10-1 3.5 本工事計画における調達管理の方法」に基づく調達管理を実施した。
保守総括グループマネージャーは，調達委託のうち解析について，添付書類「Ⅴ-1-10-4 1. 設計に係る解析業務の管理」に従い，解析業務の調達管理を実施した。
保守総括グループマネージャーは，調達委託の中で供給者に対し，原子炉格
納容器の放射性物質の閉じ込め機能の評価の実施を要求した。
供給者は，当社から提供した評価方針，設備図書，重大事故等時における原
子炉格納容器の放射性物質の閉じ込め機能評価に用いる評価温度及び評価圧
力並びに供給者が所有する適用可能な図書をインプットとして，放射性物質の閉じ込め機能を評価するための考え方を取りまとめた。
供給者は，その考え方をインプットとして，評価対象機器の抽出を行うとともに，評価対象機器ごとに放射性物質の閉じ込め機能の喪失要因を抽出した。
(c) 評価方法の設定
供給者は，「d.(b) 評価対象部位及び評価対象部位における機能喪失要因の抽出」で保守総括グループマネージャーが行った調達委託の中で，「発電用原子力設備規格 設計・建設規格」，「電気ペネ共研等での試験結果」等が適用可能であることを確認したうえで，これらの資料の評価基準，抽出結果並びに当社から提供した既工認及び設備図書をインプットとして，評価手法を「設計・建設規格等に準拠した評価」，「設計・建設規格の準用等による評価」及
び「既往研究又は解析結果等を活用した評価」の３手法に分類し，評価手法ごとに評価対象機器と適用する評価方法を定めて表にまとめた。また，その評価方法をインプットとして評価対象機器ごとに具体的な評価方法を定めた。
(d) 評価の実施
供給者は，「d.(b) 評価対象部位及び評価対象部位における機能喪失要因の抽出」で保守総括グループマネージャーが行った調達委託の中で，「d.(c)
評価方法の設定」で定めた具体的な評価方法，当社から提供した設備図書及び供給者が所有する適用可能な図書をインプットとして，評価対象機器ごとに構造健全性評価又は機能維持評価を行うことにより，原子炉格納容器本体，開口部及び貫通部の放射性物質の閉じ込め機能について評価を行い，保守総括グループマネージャーにより評価方針を満たしていることの確認を受け，アウトプットとして原子炉格納施設の設計条件に関する設計結果にまとめ，それを業務報告書として当社に提出した。
保守総括グループマネージャーは，供給者が提出した業務報告書を確認した。
保守総括グループマネージャーは，基本設計方針及び業務報告書をインプットとして，評価温度及び評価圧力における原子炉格納容器の放射性物質の閉じ込め機能が損なわれないことを確認するとともに，重大事故等時に原子炉格納11

考

設計，工事及び検査の業務フロー
各段階
当社

供給者

組織内外の部門間の相互関係◎:主担当 ○:関連
本店

発電所

供給者

実績
(○)
／
計画
(△)

実
施
内
容
（設計，工事及び検査に係る品質管理の方法等に関する活動の実施結果）
業務実績又は業務計画

備
記録等

容器限界圧力，限界温度までに至らない設計であることを確認し，その結果をアウトプットとして設計資料に取りまとめた。
保守総括グループマネージャーは，取りまとめた設計資料をレビューし，承認した。
【原子炉格納施設の設計条件に関する説明書】【要目表】【設備別記載事項の設定根拠に関する説明書】
3.2 原子炉格納容器の破損を防止するための水素濃度低減設備の設計
・調達文書
保守総括グループマネージャー及び機械グループマネージャーは，様式−2 で抽出し ・業務報告書
た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窒素供給装置窒素ガ ・設計資料（原子炉格納施設）
ス代替注入系及び格納容器圧力逃がし装置の設計を以下に示すとおり実施した。

NT2 補① Ⅴ-1-10-8 R5(1) 窒素ガス代替注入系窒素供給装置の設計
保守総括グループマネージャーは，基本設計方針，設置変更許可申請書及び様式−2 をインプットとして，可搬型窒素供給装置の設計を以下に示すとおり実施した。
a.
適合性確認対象設備の各条文への適合性を確保するための設計（設計 2）

設
計

3.3.3
(2)

(3.5 調達)
設備設計に
係る調達管
理の実施

−

◎

○

○

設備仕様に係る設計
保守総括グループマネージャーは，本工事計画に必要な設計を行うための調達文書を作成し，添付書類「Ⅴ-1-10-1 3.5 本工事計画における調達管理の方法」に基づく調達管理を実施した。
保守総括グループマネージャーは，調達委託の中で供給者に対し，原子炉格納容器内における水素爆発による破損を防止できるように，原子炉格納容器内を不活性化するための設備に関する設計の実施を要求した。
供給者は，保守総括グループマネージャーからの要求を受けて，当社から提供
した基本設計方針，原子炉格納施設の設計条件，設備図書，設置変更許可申請書
及び供給者が所有する適用可能な図書をインプットとして，可搬型窒素供給装置の系統構成を系統図で明確にしたうえで，系統を構成する機器の仕様に関する設計を実施して設定根拠にまとめ，可搬型窒素供給装置が設定根拠を満たす機能を有することを確認し，その結果をアウトプットとして系統図，設備仕様及び設定根拠に取りまとめた。
供給者は，機器の構造，配置に関する設計を実施し，その結果をアウトプット
として機器の配置図及び構造図に取りまとめた。
供給者は，取とりまとめたこれらの結果について，保守総括グループマネージ
ャーに基本設計方針の要求を満たす設計となっていることの確認を受け，アウト
プットとして業務報告書を作成し,当社に提出した。
保守総括グループマネージャーは，供給者が提出した業務報告書を確認した。
保守総括グループマネージャーは，基本設計方針及び業務報告書をインプット
として，原子炉格納容器内を不活性化するために必要な可搬型窒素供給装置の設
12考設計，工事及び検査の業務フロー
各段階
当社

供給者

組織内外の部門間の相互関係◎:主担当 ○:関連
本店

発電所

供給者

実績
(○)
／
計画
(△)

実
施
内
容
（設計，工事及び検査に係る品質管理の方法等に関する活動の実施結果）
業務実績又は業務計画

備
記録等計が基本設計方針の要求を満たしていることを確認し，その結果をアウトプット
として原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する設計資料に取りまとめた。
保守総括グループマネージャーは，取りまとめた設計資料をレビューし，承認した。
保守総括グループマネージャーは，原子炉格納容器内を不活性化するために必
要な可搬型窒素供給装置の設計のうち，健全性に係る「多重性，多様性及び位置的分散」，「悪影響防止等」，「環境条件等」及び「操作性及び試験・検査性」の設計を添付書類「Ⅴ-1-10-4 11. 健全性に係る設計」で実施した。

NT2 補① Ⅴ-1-10-8 R5

b. 各機器固有の設計(a) 耐震評価
保守総括グループマネージャーは，耐震評価を添付書類「Ⅴ-1-10-1 4. 地震による損傷防止に関する設計」で実施した。
(b) 強度評価
保守総括グループマネージャーは，強度評価を添付書類「Ⅴ-1-10-4
材料及び構造等に係る設計」で実施した。

12.

(2) 格納容器圧力逃がし装置による水素排出に関する設計
保守総括グループマネージャーは，設置変更許可申請書及び基本設計方針をインプットとして，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爆発による破損を防止するための格納容器圧力逃がし装置による水素排出についての設計を実施し，アウトプットとして設計資料に取りまとめた。
保守総括グループマネージャーは，取りまとめた設計資料をレビューし，承認した。
【原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する説明書】【設備別記載事項の設定
根拠に関する説明書】【要目表】【機器の配置を明示した図面】【系統図】【構
造図】

設
計

3.3.3
(2)

3.3 可燃性ガス濃度制御設備の設計原子炉建屋等の損傷を防止するための水素濃度低減 ・調達文書
・業務報告書
設備の設計
保守総括グループマネージャー及び機械グループマネージャーは，様式−2 で抽出し ・設計資料（原子炉格納た水素爆発による原子炉建屋等の破損損傷を防止するために必要な静的触媒式水素再施設）
結合器及び原子炉建屋ガス処理系の設計を以下に示すとおり実施した。
−

◎

〇

〇
(1) 原子炉建屋等の破損を防止するための水素濃度低減設備のうち，静的触媒式水素再結合器の設計
a. 設備仕様に係る設計機械グループマネージャーは，基本設計方針及び様式−2 をインプットとして，
静的触媒式水素再結合器の設計を以下に示すとおり実施した。
13

考設計，工事及び検査の業務フロー
各段階
当社

NT2 補① Ⅴ-1-10-8 R5

適合性確認対象設備の各条文への適合性を確保するための設計（設計 2）

供給者(3.5 調達)
設備設計に
係る調達管
理の実施

組織内外の部門間の相互関係◎:主担当 ○:関連
本店

発電所

供給者

実績
(○)
／
計画
(△)

実
施
内
容
（設計，工事及び検査に係る品質管理の方法等に関する活動の実施結果）
業務実績又は業務計画

備
記録等(a) 静的触媒式水素再結合器の性能
機械グループマネージャーは，本工事計画に必要な設計を行うための調達文書を作成し，添付書類「Ⅴ-1-10-1 3.5 本工事計画における調達管理の方法」に基づく調達管理を実施した。
機械グループマネージャーは，調達委託の中で供給者に対し，原子炉建屋等の破損を防止するために必要な水素濃度低減設備である静的触媒式水素再結合器について，静的触媒式水素再結合器に関して実施された実証試験を踏まえた機器の選定に関する設計の実施を要求した。
イ. 性能評価式
供給者は，機械グループマネージャーからの要求を受けて，当社から提供
した基本設計方針及び公的機関等が行った実証試験をインプットとして，性能評価式の性能に関する検証結果を確認する詳細設計方針を定め，その結果をアウトプットとして原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する設計結
果に取りまとめた。
供給者は，詳細設計方針，供給者が所有する適用可能な図書及び公的機関が行った実証試験の結果をインプットとして，静的触媒式水素再結合器が詳
細設計方針で定めた性能評価式を満たしていることを確認し，その結果をア
ウトプットとして，原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する設計結果に取りまとめた。
ロ. 環境条件への配慮
供給者は，機械グループマネージャーからの要求を受けて，当社から提供
した基本設計方針及び公的機関等が行った実証試験をインプットとして，耐環境性能に関する検証結果を確認する詳細設計方針を定め，その結果をアウ
トプットとして原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する設計結果に取りまとめた。
供給者は，詳細設計方針，供給者が所有する適用可能な図書及び公的機関等が行った実証試験の結果をインプットとして，静的触媒式水素再結合器の耐環境性能が，詳細設計方針で定めた耐環境性能を満たしていることを確認し，その結果をアウトプットとして，原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する設計結果に取りまとめた。
供給者は，これらの結果をインプットとして採用する静的触媒式水素再結合器の型式を基に，アウトプットとして，設備仕様，構造図及び設定根拠に取りまとめた。
供給者は，これらの結果成果について業務報告書として取りまとめ，当社に提出した。
機械グループマネージャーは，供給者が提出した業務報告書を確認した。

14

考

設計，工事及び検査の業務フロー
各段階
当社

供給者

組織内外の部門間の相互関係◎:主担当 ○:関連
本店

発電所

供給者

実績
(○)
／
計画
(△)

実
施
内
容
（設計，工事及び検査に係る品質管理の方法等に関する活動の実施結果）
業務実績又は業務計画

備
記録等

機械グループマネージャーは，業務報告書をインプットとして，設備仕様，構造図及び設定根拠が基本設計方針を満たしていることを確認したう
えで，その結果をアウトプットとして設計資料に取りまとめレビューし，承認した。

NT2 補① Ⅴ-1-10-8 R5(b) 静的触媒式水素再結合器の基数及び配置
機械グループマネージャーは，「3.3(1)a.(a) 静的触媒式水素再結合装置の性能」で行った調達委託の中で供給者に対し，水素濃度低減設備である静的
触媒式水素再結合装置の基数及び配置に関する設計の実施を要求した。
供給者は，機械グループマネージャーからの要求を受けて，当社から提供した基本設計方針，設置変更許可申請書及び供給者が所有する適用可能な図書をインプットとして，設置変更許可の評価条件を満たす基数及び配置並びに重大事故等の対処に重要な計器・機器に悪影響のない配置を詳細設計方針として定め，その結果をアウトプットとして，原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する設計結果に取りまとめた。
供給者は，詳細設計方針及び供給者が所有する適用可能な図書をインプット
として，静的触媒式水素再結合装置の基数及び配置が詳細設計方針を満たしていることを確認し，その結果をアウトプットとして，配置図に取りまとめた。
供給者は，取りまとめたこれらの結果をインプットとして，機械グループマ
ネージャーにより詳細設計方針が基本設計方針を満たしていることの確認を受け，これらの結果をアウトプットとして業務報告書を作成し，当社に提出した。
機械グループマネージャーは，供給者が提出した業務報告書を確認した。
保守総括グループマネージャーは，原子炉建屋等の破損を防止するための水素濃度制御設備である静的触媒式水素再結合器の設計のうち，健全性に係る「多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散」，「悪影響防止等」，「環境条件等」及び「操作性及び試験・検査性」の設計を添付書類「Ⅴ-1-10-4 11.
健全性に係る設計」で実施した。
保守総括グループマネージャーは，設備図書，設置変更許可申請書，業務報告書及び配置図をインプットとして，原子炉建屋等の破損を防止するための水素濃度制御設備である静的触媒式水素再結合器の仕様を決定するための設計が基本設計方針を満たしていることを確認し，その結果をアウトプットとして設計資料にとりまとめた。
保守総括グループマネージャーは，取りまとめた設計資料をレビューし，承認した。
(c) 静的触媒式水素再結合器の性能確認方法

15

考設計，工事及び検査の業務フロー
各段階
当社

供給者

組織内外の部門間の相互関係◎:主担当 ○:関連
本店

発電所

供給者

実績
(○)
／
計画
(△)

実
施
内
容
（設計，工事及び検査に係る品質管理の方法等に関する活動の実施結果）
業務実績又は業務計画

備
記録等

機械グループマネージャーは，「3.5(1)3.3(1)a.(a) 静的触媒式水素再結合器の性能」で行った調達委託の中で供給者に対し，原子炉建屋等の破損を防止するために必要な水素濃度制御設備である静的触媒式水素再結合器の性能確認方法に関する設計の実施を要求した。

NT2 補① Ⅴ-1-10-8 R5

供給者は，機械グループマネージャーからの要求を受けて，当社から提供した基本設計方針及び供給者が所有する適用可能な図書をインプットとして静的触媒式水素再結合器の性能を確認するための検査項目と検査方法を定め，その結果をアウトプットとして，原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する設
計結果に取りまとめた。
供給者は取りまとめた検査項目と検査方法及び供給者が所有する適用可能な図書をインプットとして，検査が可能な設計となっていることを確認し，その結果をアウトプットとして原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する設
計結果に取りまとめた。
供給者は，これらの結果成果について業務報告書として取りまとめ，当社に提出した。
機械グループマネージャーは，供給者が提出した業務報告書を確認した。
保守総括グループマネージャーは，業務報告書を踏まえ，性能確認方法を策定し，その性能確認方法が基本設計方針を満たしていることを確認したうえでその結果をアウトプットとして設計資料に取りまとめレビューし，承認した。
(d) 静的触媒式水素再結合器動作監視装置
機械グループマネージャーは，様式−2 で抽出した静的触媒式水素再結合器
動作監視装置のシステム構成，温度計取付位置及び計測範囲についての設備設計を以下に示すとおり実施した。
機械グループマネージャーは，「3.3(1)a. 設備仕様に係る設計」で行った調達委託の中で供給者に対し，静的触媒式水素再結合器動作監視装置の温度計
取付位置，計測範囲及びシステム構成に関する設計の実施を要求した。
イ. 静的触媒式水素再結合装置動作監視装置の温度計取付位置の検討
供給者は，機械グループマネージャーからの要求を受けて，当社から提供
した基本設計方針及び公的機関等にて行った実証試験をインプットとして，
静的触媒式水素再結合装置動作監視装置の温度計の取付位置を確認する詳細設計方針を定め，その結果をアウトプットとして，原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する設計結果に取りまとめた。
供給者は，詳細設計方針及び供給者が所有する適用可能な図書をインプットとして，静的触媒式水素再結合装置動作監視装置の温度計取付位置が詳細

16

考設計，工事及び検査の業務フロー
各段階
当社

供給者

組織内外の部門間の相互関係◎:主担当 ○:関連
本店

発電所

供給者

実績
(○)
／
計画
(△)

実
施
内
容
（設計，工事及び検査に係る品質管理の方法等に関する活動の実施結果）
業務実績又は業務計画

備
記録等

設計方針を満たしていることを確認し，その結果をアウトプットとして，原
子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する設計結果に取りまとめた。

NT2 補① Ⅴ-1-10-8 R5

ロ. 静的触媒式水素再結合装置動作監視に必要となる計測範囲の検討
供給者は，機械グループマネージャーからの要求を受けて，当社から提供
した基本設計方針及び供給者が所有する適用可能な図書をインプットとして，水素燃焼の動作監視に必要となる計測範囲を確認し，その結果をアウトプットとして，原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する設計結果にまとめた。
供給者は，取りまとめた計測範囲及び供給者が所有する適用可能な図書をインプットとして，静的触媒式水素再結合装置動作時の水素再結合反応による温度の上昇を有意な温度上昇として計測でき，重大事故等時において計測可能な耐環境性を有した熱電対を使用した静的触媒式水素再結合装置動作
監視装置の詳細設計方針を定め，その結果をアウトプットとして，原子炉格
納施設の水素濃度低減性能に関する設計結果に取りまとめた。
ハ. 静的触媒式水素再結合器動作監視装置のシステム構成の設計
供給者は，機械グループマネージャーからの要求を受けて，当社から提供
した基本設計方針，静的触媒式水素再結合器動作監視に必要となる計測範囲
及び供給者が所有する適用可能な図書をインプットとして，静的触媒式水素再結合器動作監視装置の検出器（温度計）から計測結果の中央制御室指示に至るシステムを構成する設備に関する設計を実施し，その結果をアウトプッ
トとして，原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する設計結果に取りまとめた。
供給者は，取りまとめたこれらの結果をインプットとして，機械グループ
マネージャーにより詳細設計方針が基本設計方針を満たしていることの確認を受け，これらの結果をアウトプットとして業務報告書を作成し，当社に提出した。
機械グループマネージャーは，供給者が提出した業務報告書を確認した。
保守総括グループマネージャーは，業務報告書をインプットとして，静的
触媒式水素再結合装置動作時の水素再結合反応による温度の上昇を有意な温度上昇として検知できる設計となっていることを確認し，その結果をアウ
トプットとして原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する設計結果に取りまとめた。
保守総括グループマネージャーは，設備図書及び業務報告書をインプット
として，静的触媒式水素再結合器動作監視装置の仕様を決定するための設計が基本設計方針を満たしていることを確認し，その結果をアウトプットとして設計資料に取りまとめた。

17

考設計，工事及び検査の業務フロー
各段階
当社

供給者

組織内外の部門間の相互関係◎:主担当 ○:関連
本店

発電所

供給者

実績
(○)
／
計画
(△)

実
施
内
容
（設計，工事及び検査に係る品質管理の方法等に関する活動の実施結果）
業務実績又は業務計画

備
記録等

保守総括グループマネージャーは，取りまとめた設計料をレビューし，承認した。
(e) 静的触媒式水素再結合器動作監視装置への電源給電に関する設計
保守総括グループマネージャーは，基本設計方針をインプットとして，静的
触媒式水素再結合器動作監視装置の電源について，常設代替直流電源設備である緊急用 125V 系蓄電池又は可搬型代替直流電源設備である可搬型代替低圧電
源車及び可搬型整流器からの給電が可能な設計とする詳細設計方針を定め，その結果をアウトプットとして，設計資料に取りまとめた。

NT2 補① Ⅴ-1-10-8 R5

保守総括グループマネージャーは，詳細設計方針及び添付書類「Ⅴ-1-10-9
2.1 非常用発電装置，2.2 電力貯蔵装置蓄電池設備」において実施した設計
結果をインプットとして，詳細設計方針を満たしていることを確認し，アウトプットとして設計資料に取りまとめた。
保守総括グループマネージャーは，取りまとめた設計資料をレビューし，承認した。
b. 各機器固有の設計(a) 耐震評価
機械グループマネージャーは，耐震評価を添付書類「Ⅴ-1-10-4による損傷防止に関する設計」で実施した。

4.

地震(2) 原子炉建屋ガス処理系による水素排出に関する設計
保守総括グループマネージャーは，基本設計方針をインプットとして，炉心の著しい損傷により原子炉格納容器内で発生した水素が原子炉格納容器から原子炉建
屋原子炉棟内へ漏えいした場合において，原子炉建屋原子炉棟内の水素等を含む気体を排出し，原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度を低減し，水素爆発による原子炉建
屋原子炉棟の損傷を防止するとともに，放射性物質を低減するための原子炉建屋ガ
ス処理系の設計を実施し，アウトプットとして設計資料に取りまとめた。
保守総括グループマネージャーは，取りまとめた設計資料をレビューし，承認した。
【機器の配置を明示した図面】【構造図】【要目表】【設備別記載事項の設定
根拠に関する説明書】【原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する説明書】

設
計

3.3.3
(2)

3.4 真空破壊装置の設計・設計資料（原子炉格納保守総括グループマネージャーは，基本設計方針をインプットとして，真空破壊装置
施設）に関する詳細な設計条件を，原子炉格納施設の設計条件として取りまとめた。
−

◎

−

○
保守総括グループマネージャーは，原子炉格納施設の設計条件及び設備図書をインプットとして，真空破壊装置に係る設計が原子炉格納施設の設計条件を満たしていることを確認し，その結果をアウトプットとして設計資料に取りまとめた。
18

考設計，工事及び検査の業務フロー
各段階
当社

供給者

組織内外の部門間の相互関係◎:主担当 ○:関連
本店

発電所

供給者

実績
(○)
／
計画
(△)

実
施
内
容
（設計，工事及び検査に係る品質管理の方法等に関する活動の実施結果）
業務実績又は業務計画

備
記録等

保守総括グループマネージャーは，取りまとめた設計資料をレビューし，承認した。
【原子炉格納施設の設計条件に関する説明書】
・設計資料（原子炉格納3.5 原子炉建屋原子炉棟に係る設計
施設）保守総括グループマネージャーは，基本設計方針をインプットとして，原子炉建屋原
子炉棟に関する詳細な設計条件を，原子炉格納施設の設計条件として取りまとめた。

設
計

3.3.3
(2)

−

◎

−

〇

保守総括グループマネージャーは，原子炉格納施設の設計条件及び設備図書をインプットとして，原子炉建屋原子炉棟に係る設計が原子炉格納施設の設計条件を満たしていることを確認し，その結果をアウトプットとして設計資料に取りまとめた。

NT2 補① Ⅴ-1-10-8 R5

保守総括グループマネージャーは，取りまとめた設計資料をレビューし，承認した。
【原子炉格納施設の設計条件に関する説明書】

設
計

設
計

3.3.3
(2)

−

3.3.3
(2)

3.3.3
(2)

−

「原子炉冷却系統施設」
参照

適合性確認対象設備の各条文への適合性を確保するための設計（設計 2）

設
計

◎

〇

○

(3.5 調達)
設備設計に
係る調達管
理の実施

◎

〇

〇

〇

3.6 機能を兼用する機器を含まない原子炉格納施設の系統図に関する取りまとめ
・設計資料（原子炉格納施設）
保守総括グループマネージャーは，「2.2 機能単位の系統の明確化，2.3 兼用する機能の確認 2. 設備に係る設計のための系統の明確化及び兼用する機能の確認」で取りまとめた機能単位の系統図をインプットとして，機能を兼用する機器を含まない原子炉
格納施設の系統構成を明確にし，その結果をアウトプットとして原子炉格納施設の系統図に取りまとめレビューし，承認した。
【系統図】「原子炉冷却系統施設」
4. その他原子炉格納施設に係る設計参照
4.1 放射性物質濃度低減設備の単一故障に係る設備保守総括グループマネージャーは，放射性物質濃度低減設備の単一故障に係る設計を添付書類「Ⅴ-1-10-4 11. 健全性に係る設計 (1) 多重性又は多様性及び独立性並
びに位置的分散」で実施した。
4.2 非常用ガス処理系排風機の設計
・調達文書(1) 設備仕様に係る設計・設計資料（原子炉格納（発電管理室）設備耐震グループマネージャーは，本工事計画に必要な設計を行施設）
うための調達文書を作成し，添付書類「Ⅴ-1-10-1 3.5 本工事計画における調達 ・業務報告書管理の方法」に基づく調達管理を実施した。
（発電管理室）設備耐震グループマネージャーは，調達委託の中で供給者に対し，非常用ガス処理系排風機の設計の実施を要求した。
供給者は，（発電管理室）設備耐震グループマネージャーからの要求を受けて，当社から提供した設備図書及び供給者が所有する適用可能な図書をインプットとして，様式−2 で抽出した非常用ガス処理系排風機について設備設計を実施し，その結果をアウトプットとして設計結果に取りまとめ，業務報告書として当社に提出
した。
19

考

設計，工事及び検査の業務フロー
各段階
当社

供給者

組織内外の部門間の相互関係◎:主担当 ○:関連
本店

発電所

供給者

実績
(○)
／
計画
(△)

実
施
内
容
（設計，工事及び検査に係る品質管理の方法等に関する活動の実施結果）
業務実績又は業務計画

備
記録等（発電管理室）設備耐震グループマネージャーは，供給者が提出した業務報告書を確認した。
（発電管理室）設備耐震グループマネージャーは，業務報告書をインプットとして，その結果をアウトプットとして設備仕様，系統図，設定根拠，構造図及び配置図の設計資料に取りまとめレビューし，承認した。
保守総括グループマネージャーは，非常用ガス処理系排風機の設計のうち，健全性に係る「多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散」，「悪影響防止等」，「環境条件等」及び「操作性及び試験・検査性」の設計を添付書類「Ⅴ-1-10-4 11.
健全性に係る設計」で実施した。

NT2 補① Ⅴ-1-10-8 R5(2) 各機器固有の設計
a. 耐震評価（発電管理室）設備耐震グループマネージャーは，耐震評価を添付書類「Ⅴ-110-4 4. 地震による損傷防止に関する設計」で実施した。
【要目表】【機器の配置を明示した図面】【系統図】【構造図】【設備別記載事
項の設定根拠に関する説明書】

適合性確認対象設備の各条文への適合性を確保するための設計（設計 2）

設
計

3.3.3
(2)

4.3 ブローアウトパネル閉止装置の設計
・調達文書(1) 設備仕様に係る設計・設計資料（原子炉格納（発電管理室）機械設備グループマネージャーは，本工事計画に必要な設計を行施設）
うための調達文書を作成し，添付書類「Ⅴ-1-10-1 3.5 本工事計画における調達 ・業務報告書管理の方法」に基づく調達管理を実施した。
（発電管理室）機械設備グループマネージャーは，調達委託の中で供給者に対し，ブローアウトパネル閉止装置の設計の実施を要求した。

(3.5 調達)
設備設計に
係る調達管
理の実施

◎

◎

〇

〇

供給者は，（発電管理室）機械設備グループマネージャーからの要求を受けて，当社から提供した基本設計方針，設備図書及び供給者が所有する適用可能な図書をインプットとして，様式−2 で抽出したブローアウトパネル閉止装置について設備設計を実施し，その結果をアウトプットとして設計結果に取りまとめ，業務報告書として当社に提出した。
（発電管理室）機械設備グループマネージャーは，供給者が提出した業務報告書を確認した。
（発電管理室）機械設備グループマネージャーは，業務報告書をインプットとして，その結果をアウトプットとして設計資料に取りまとめレビューし，承認した。
保守総括グループマネージャーは，基本設計方針をインプットとして，ブローア
ウトパネル閉止装置の電源について，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計であることを設計結果にまとめ，その結果をアウトプットとして設計資料に取りまとめた。
20

考設計，工事及び検査の業務フロー
各段階
当社

供給者

組織内外の部門間の相互関係◎:主担当 ○:関連
本店

発電所

供給者

実績
(○)
／
計画
(△)

実
施
内
容
（設計，工事及び検査に係る品質管理の方法等に関する活動の実施結果）
業務実績又は業務計画

備
記録等

保守総括グループマネージャーは，詳細設計方針及び添付書類「Ⅴ-1-10-9 2.1
非常用発電装置」において実施した設計結果をインプットとして，詳細設計方針を満たしていることを確認し，その結果をアウトプットとして設計資料に取りまとめた。
保守総括グループマネージャーは，取りまとめた設計資料をレビューし，承認した。

NT2 補① Ⅴ-1-10-8 R5(2) 各機器固有の設計
a. 耐震評価（発電管理室）機械設備グループマネージャーは，耐震評価を添付書類「Ⅴ-110-4 4. 地震による損傷防止に関する設計」で実施した。

適合性確認対象設備の各条文への適合性を確保するための設計（設計 2）

設計【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】
4.4 コリウムシールドの設計
・調達文書(1) 設備仕様に係る設計・業務報告書（発電管理室）機械設備グループマネージャーは，本工事計画に必要な設計を行 ・設計資料（原子炉格納
うための調達文書を作成し，添付書類「Ⅴ-1-10-1 3.5 本工事計画における調達
施設）
管理の方法」に基づく調達管理を実施した。
（発電管理室）機械設備グループマネージャーは，調達委託の中で供給者に対し，コリウムシールドの設計の実施を要求した。

(3.5 調達)
設備設計に
係る調達管
理の実施

3.3.3
(2)

◎

◎

○

〇

供給者は，（発電管理室）機械設備グループマネージャーからの要求を受けて，当社から提供した設備図書及び基本設計方針をインプットとして，コリウムシール
ドの設備設計を実施し，その結果をアウトプットとして設計条件に取りまとめ，業務報告書として当社に提出した。
（発電管理室）機械設備グループマネージャーは，供給者が提出した業務報告書を確認した。
保守総括グループマネージャーは，業務報告書をインプットとして，設計資料に取りまとめレビューし，承認した。
【原子炉格納施設の設計条件に関する説明書】

設
計

3.3.3
(2)

適合性確認対象設備の各条文への適合性を確保するための設計（設計 2）(3.5 調達)
設備設計に
係る調達管
理の実施

○

◎

○

○

4.5 原子炉格納容器の電気配線貫通部の設計・調達文書(1) 設備仕様に係る設計・業務報告書
保守総括グループマネージャーは，本工事計画に必要な設計を行うための調達文 ・設計資料（原子炉格納書を作成し，添付書類「Ⅴ-1-10-1 3.5 本工事計画における調達管理の方法」に
施設）
基づく調達管理を実施した。
保守総括グループマネージャーは，調達委託の中で供給者に対し，電気配線貫通部の設計の実施を要求した。
21

考

設計，工事及び検査の業務フロー
各段階
当社

供給者

組織内外の部門間の相互関係◎:主担当 ○:関連
本店

発電所

供給者

実績
(○)
／
計画
(△)

実
施
内
容
（設計，工事及び検査に係る品質管理の方法等に関する活動の実施結果）
業務実績又は業務計画

備
記録等

供給者は，保守総括グループマネージャーからの要求を受けて，当社から提供した設備図書，高経年評価結果をインプットとして，交換が必要となる電気配線貫通部について設備設計を実施し，その結果をアウトプットとして設備仕様，設定根拠
及び構造図に取りまとめ，業務報告書として当社に提出した。

保守総括グループマネージャーは，供給者が提出した業務報告書を確認した。
電気・制御グループマネージャーは，保守総括グループマネージャーが確認した
業務報告書をインプットとして，設計資料に取りまとめレビューし，承認した。

NT2 補① Ⅴ-1-10-8 R5(2) 各機器固有の設計
a. 耐震評価（発電管理室）設備耐震グループマネージャーは，耐震評価を添付書類「Ⅴ-110-4 4.
地震による損傷防止に関する設計」で実施した。
b.

強度評価
保守総括グループマネージャーは，強度評価を添付書類「Ⅴ-1-10-4 12. 材
料及び構造等に係る設計」で実施した。
【要目表】【構造図】【設備別記載事項の設定根拠に関する説明書】

設
計

設
計

3.3.3
(3)

3.3.3
(4)

設計のアウトプットに対する検証

工事計画認可申請書の
作成

◎

◎

◎

◎

−

−

○

○

設計を主管するグループのマネージャーは，添付書類「Ⅴ-1-10-1 3.3.3(1) 基本設計 ・設計資料（原子炉格納方針の作成（設計 1）」及び添付書類「Ⅴ-1-10-1 3.3.3(2) 適合性確認対象設備の各条文
施設）への適合性を確保するための設計（設計 2）」に基づき作成した設計資料について，原設計者以外の者又はグループに検証を実施させ，承認した。
設計を主管するグループのマネージャーは，添付書類「Ⅴ-1-10-1 3.3.3(4) 工事計画 ・工事計画認可申請書案
認可申請書の作成」に基づき，適用される要求事項の抜けがないように管理して作成した基本設計方針（設計 1）及び適用される技術基準の条項に対応した基本設計方針を用いて実施
した詳細設計の結果（設計 2）をもとに工事計画として整理することにより本工事計画認可
申請書案を作成した。
設計を主管するグループのマネージャーは，添付書類「Ⅴ-1-10-1 3.3.3(4)d. 工事計画認可申請書案のチェック」に基づき，作成した工事計画認可申請書案について，確認を行
った。

設
計

3.3.3
(5)

工事計画認可申請書の
承認

○

◎

−

○

添付書類「Ⅴ-1-10-1 3.3.3(3) 設計のアウトプットに対する検証」及び添付書類「Ⅴ- ・原子炉施設保安運営委
員会議事録
1-10-1 3.3.3(4) d. 工事計画認可申請書案のチェック」を実施した工事計画認可申請書案について，保守総括グループマネージャーは，設計を主管するグループのマネージャーが作成した資料を取りまとめ，添付書類「Ⅴ-1-10-1 3.3.3(5) 工事計画認可申請書の承認」に基づき，原子炉施設保安運営委員会における審議及び確認を経て，発電管理室長の承認を
得た。
22

考

設計，工事及び検査の業務フロー
各段階

NT2 補① Ⅴ-1-10-8 R5

当社

工
事
及
び
検
査

供給者

本工事計画に基づく具体的な設
備の設計の実施（設計 3）(3.5 調達)
工事及び検
査に係る調
達管理の実
施

具体的な設備の設計に基づく工事の実施(3.5 調達)
工事及び検
査に係る調
達管理の実
施

3.4.1
3.4.2
3.4.3
3.4.4

組織内外の部門間の相互関係◎:主担当 ○:関連
本店

発電所

供給者

実績
(○)
／
計画
(△)

実
施
内
容
（設計，工事及び検査に係る品質管理の方法等に関する活動の実施結果）
業務実績又は業務計画

備
記録等工事を主管するグループのマネージャーは，添付書類「Ⅴ-1-10-1 3.4.1 本工事計画に ・様式−8
基準適合性を確保す
基づく具体的な設備の設計の実施（設計 3）」に基づき，本工事計画を実現するための具体るための設計結果と的な設計を実施し，決定した具体的な設計結果を様式−8 の「設備の具体的設計結果」欄に適合性確認状況一覧
取りまとめるとともに，レビューし，承認する。
表
工事を主管するグループのマネージャーは，添付書類「Ⅴ-1-10-1 3.4.2 具体的な設備 ・調達文書
・検査計画の設計に基づく工事の実施」に基づき，本工事計画の対象となる設備の工事を実施する。

○

◎

○

△

工事を主管するグループのマネージャーは，本工事計画申請時点で継続中の工事及び適合性確認検査の計画検討時に，追加工事が必要となった場合，添付書類「Ⅴ-1-10-1 3.5 本工事計画における調達管理の方法」に基づき，供給者から必要な調達を実施する。
調達に当たっては，添付書類「Ⅴ-1-10-1 3.5.3(1) 調達文書の作成」及び様式−8 に基づき，必要な調達要求事項を「調達文書」へ明記し，供給者への情報伝達を確実に行う。
検査を主管するグループのマネージャーは，添付書類「Ⅴ-1-10-1 3.4.3 適合性確認検査の計画」に基づき，本工事計画の対象設備が，技術基準規則の要求を満たした設計の結果である本工事計画に適合していることを確認するための適合性確認検査を計画する。
検査を主管するグループのマネージャーは，適合性確認検査の計画に当たって添付書類「Ⅴ-1-10-1 3.4.3(1）適合性確認検査の方法の決定」に基づき，検査項目及び検査方法を決定し，様式−8 の「確認方法」欄へ明記するとともにレビューし，承認する。

適合性確認検査の計画

検査計画の管理検査の取りまとめを主管するグループのマネージャーは，適合性確認検査を実施するための全体工程を添付書類「Ⅴ-1-10-1 3.4.4 検査計画の管理」に基づき管理する。
検査を主管するグループのマネージャーは，添付書類「Ⅴ-1-10-1 3.4.3(1) 適合性確
認検査の方法の決定」で計画した適合性確認検査を実施するため，添付書類「Ⅴ-1-10-1
3.4.5(1) 適合性確認検査の検査要領書の作成」に基づき，以下の項目を明確にした「検査要領書」を作成し，主任技術者の確認及び品質保証責任者の審査を経て制定する。

適合性確認検査の実施

工
事
及
び
検
査

・検査要領書・検査記録

・検査目的，検査対象範囲，検査項目，検査方法，判定基準，検査体制，
不適合管理，検査手順，検査工程，検査概要，検査用計器一覧，検査成績書の事項
3.4.5
3.6.2

−

◎

−

△

工事又は検査を主管するグループのマネージャーは，添付書類「Ⅴ-1-10-1 3.6.2
管理及び追跡可能性」に基づき，適合性確認検査対象設備を識別する。
検査を主管するグループのマネージャーは，添付書類「Ⅴ-1-10-1
認検査の体制」に基づき，適合性確認検査の体制を構成する。

3.4.5(3)識別

適合性確検査員は，添付書類「Ⅴ-1-10-1 3.4.5(4) 適合性確認検査の実施」に基づき，「検査要領書」に基づき確立された検査体制の下で適合性確認検査を実施し，その結果を検査実施責
任者に報告する。

23

考設計，工事及び検査の業務フロー
各段階
当社

供給者

組織内外の部門間の相互関係◎:主担当 ○:関連
本店

発電所

供給者

実績
(○)
／
計画
(△)

実
施
内
容
（設計，工事及び検査に係る品質管理の方法等に関する活動の実施結果）
業務実績又は業務計画

備
記録等報告を受けた検査実施責任者は，適合性確認検査が検査要領書に基づき適切に実施されたこと及び検査結果が判定基準に適合していることを確認したのち，検査を主管するグループのマネージャー及び主任技術者に報告する。

NT2 補① Ⅴ-1-10-8 R5：必要に応じ実施する。

24

考NT2 補① Ⅴ-1-10-8 R4

様式−9適合性確認対象設備ごとの調達に係る管理のグレード及び実績（設備関係）

体

機器搬出入口

原子炉格納容器
ドライウェル

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

原子炉格納容器
サプレッション・チェンバ

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

機器搬入用ハッチ

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−−

所員用エアロック

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−−

サプレッション・チェンバアクセスハッチ

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−−

X-18A, D

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−−

X-18B, C

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−−

X-17A, B

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

−

X-20

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

−

X-6

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

−

X-8

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

−

X-12A

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

−

X-12B

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

−

X-12C

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−−

X-19A, B

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

−

X-21

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

−

X-2

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

−

X-14

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

−

X-22

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

−

X-31

−

−

X-34

−

−

X-35

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

−

X-32

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

−

X-36

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

−

X-3

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

−

X-53

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

−

X-79

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

−

X-80

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−−

X-11A, B

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

−

X-26

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

−

X-47

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

−

X-48

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

−

X-59

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

−

X-4

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

−

X-7

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

−

X-49

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−＊

−

−

エアロック

原子炉格納容器

原子炉格納施設

原子炉格納容器配管貫通部及び電気
配線貫通部

本文品質保証計画「７．４ 調達」の適用有無

原子炉格納容器本

機器名

本文品質保証計画「７．３ 設計・開発」の適用有無

重要度分類

設備区分

発電用原子炉施設の種類

機器区分

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。
既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

備 考

25

NT2 補① Ⅴ-1-10-8 R4

本文品質保証計画「７．４ 調達」の適用有無

原子炉格納容器

原子炉格納施設

原子炉格納容器配管貫通部及び電気
配線貫通部

機器名

本文品質保証計画「７．３ 設計・開発」の適用有無

重要度分類

設備区分

発電用原子炉施設の種類

機器区分

−

X-63

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

−

X-5

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

−

X-33

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

−

X-46

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−−

X-25A, B

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−−

X-200A, B

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

−

X-23

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

−

X-24

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

−

X-78

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−−

X-201A, B

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−−

X-202A, B

−

−

X-77

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

−

X-203

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

−

X-81

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

−

X-56

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

−

X-52A

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

−

X-52B

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

−

X-57

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

−

X-58

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

−

X-60

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

−

X-62

−

−

X-107B

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

−

X-13

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

−

X-55

−

−

X-76

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

−

X-43

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−−

X-9A, B, C, D

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−−

X-10A, B, C, D

−

−

X-67

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−−

X-29A,B

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

−

X-29C

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

−

X-29D

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

−

X-30

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

−

X-38

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

−

X-39

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−−

X-44A, C, D

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

−

X-44B

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

26−

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

備 考

NT2 補① Ⅴ-1-10-8 R4

本文品質保証計画「７．４ 調達」の適用有無

原子炉格納容器

原子炉格納施設

原子炉格納容器配管貫通部及び電気
配線貫通部

機器名

本文品質保証計画「７．３ 設計・開発」の適用有無

重要度分類

設備区分

発電用原子炉施設の種類

機器区分

−

X-54C

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

−

X-54D

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

−

X-66B

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

−

X-40

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

−

X-41A

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

−

X-41B

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

−

X-42

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

−

X-54A

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

−

X-54B

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

−

X-66A

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

−

X-87

−

−

X-88

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

−

X-89

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

−

X-90

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−−

X-69A，B

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

−

X-71A

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

−

X-71B

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

−

X-37A

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

−

X-37B

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−−

X-64A, C, D

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

−

X-64B

−

−

X-70

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

−

X-65

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

−

X-68

−

−

X-82

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

−

X-83

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

−

X-73

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

−

X-74

−

−

X-75

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−−

X-27A，B，C，D，E，F

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−−

X-84A，B，C，D

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−−

X-85A，B

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−−

X-86A，B，C，D

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−−

X-101A

A

○

−

−

−

X-101B, C

A

○

−

−

−

X-101D

A

○

−

27

−

−

−

X-100A, C

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

備 考

NT2 補① Ⅴ-1-10-8 R4

本文品質保証計画「７．４ 調達」の適用有無

機器名

本文品質保証計画「７．３ 設計・開発」の適用有無

重要度分類

設備区分

発電用原子炉施設の種類

機器区分

原子炉格納容器
原子炉建屋

原子炉格納施設

−

−

X-103

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−−

X-100B, D

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−−

X-102A

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−−

X-102B

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−−

X-104A

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−−

X-104C

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−−

X-105A

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−−

X-104B

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−−

X-104D既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−−

X-105B

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−−

X-105D−−

X-105C

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−−

X-106B

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−−

X-107A

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−−

X-106A

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

−

−

X-230

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

原子炉建屋原子炉棟−−

原子炉建屋原子炉棟

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

機器搬出入口

−−原子炉建屋大物搬入口

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

エアロック

−

−

原子炉建屋エアロック

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

原子炉建屋基礎ス
ラブ−−

原子炉建屋基礎盤

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

真空破壊装置−−真空破壊装置ダイヤフラムフロア−−

ダイヤフラム・フロア

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

ベント管

−

−

ベント管

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

格納容器スプレイヘッダ A（ドライウェル側）

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

格納容器スプレイヘッダ B（ドライウェル側）

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

格納容器スプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

残留熱除去系熱交換器

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

原子炉格納容器配管貫通部及び電気
配線貫通部

格納容器スプ
レイヘッダ

主配管

圧力低減設備その他の安全設備

熱交換器

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

既設設備であり，当時の調達管

残留熱除去系ポンプ A

理に基づき実施している。

ポンプ

原子炉格納容器安
全設備

28

残留熱除去系ポンプ B

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

残留熱除去系ストレーナ A

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

残留熱除去系ストレーナ B

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

E12-F025A

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

E12-F025B

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

残留熱除去系ストレーナ A 〜 サプレッショ
ン・チェンバ

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

残留熱除去系ストレーナ B
ン・チェンバ

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

ろ過装置

格納容器スプ
レイ冷却系

安全弁及び逃がし弁

主配管〜

サプレッショ

サプレッション・チェンバ 〜 弁 E12-F004A

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

弁 E12-F004A 〜 残留熱除去系ポンプ A 吸込管
合流点

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

備 考

NT2 補① Ⅴ-1-10-8 R4

残留熱除去系ポンプ A 吸込管合流点 〜 残留熱除去系ポンプ A

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

サプレッション・チェンバ 〜 弁 E12-F004B

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

弁 E12-F004B 〜 残留熱除去系ポンプ B 吸込管
合流点

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

残留熱除去系ポンプ B 吸込管合流点 〜
熱除去系ポンプ B

残留

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

残留熱除去系ポンプ A 〜 残留熱除去系熱交換既設設備であり，当時の調達管

器 A バイパス管分岐点

理に基づき実施している。

残留熱除去系熱交換器 A バイパス管分岐点
残留熱除去系熱交換器 A〜

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

残留熱除去系熱交換器 B バイパス管分岐点
残留熱除去系熱交換器 B

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

A 系統代替循環冷却系ポンプ吸込管分岐点
残留熱除去系熱交換器 A 出口管合流点

〜

〜

A

○

−

理に基づき実施している。
A

○

−

A

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

A 系統テスト配管分岐点 〜 低圧代替注水系残留熱除去系配管 A 系合流点

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

原子炉格納施設

圧力低減設備その他の安全設備

A 系統原子炉注水管分岐点 〜 格納容器スプレ
イヘッダ A（ドライウェル側）
残留熱除去系熱交換器 B 〜 B 系統代替循環冷却系ポンプ吸込管分岐点
B 系統代替循環冷却系ポンプ吸込管分岐点
残留熱除去系熱交換器 B 出口管合流点
主配管−

統代替循環冷却系ポンプ吐出管合流点

低圧代替注水系残留熱除去系配管 A 系合流点
〜 A 系統原子炉注水管分岐点

レイ冷却系

○

既設設備であり，当時の調達管

A 系統ドライウェルスプレイ配管分岐点 〜
系統テスト配管分岐点

格納容器スプA

残留熱除去系熱交換器 A 出口管合流点 〜 A 系
A 系統代替循環冷却系ポンプ吐出管合流点 〜A 系統ドライウェルスプレイ配管分岐点

全設備

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

残留熱除去系ポンプ B 〜 残留熱除去系熱交換器 B バイパス管分岐点

残留熱除去系熱交換器 A 〜 A 系統代替循環冷却系ポンプ吸込管分岐点

原子炉格納容器安

本文品質保証計画「７．４ 調達」の適用有無

機器名

本文品質保証計画「７．３ 設計・開発」の適用有無

重要度分類

設備区分

発電用原子炉施設の種類

機器区分

A

○

−

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。
A

○

−

〜

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

残留熱除去系熱交換器 B 出口管合流点 〜 B 系
統代替循環冷却系ポンプ吐出管合流点

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

B 系統代替循環冷却系ポンプ吐出管合流点
B 系統テスト配管分岐点

〜

A

○

−

B 系統テスト配管分岐点 〜 B 系統サプレッシ

既設設備であり，当時の調達管ョン・チェンバスプレイ配管分岐点

理に基づき実施している。

B 系統サプレッション・チェンバスプレイ配管分
岐点 〜 低圧代替注水系残留熱除去系配管 B
系合流点

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

低圧代替注水系残留熱除去系配管 B 系合流点
〜 格納容器スプレイヘッダ B（ドライウェル側）
A 系統テスト配管分岐点 〜 A 系統サプレッション・チェンバスプレイ配管分岐点
A 系統サプレッション・チェンバスプレイ配管分
岐点 〜 格納容器スプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）

A○−

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。
A

○

−

29

B 系統サプレッション・チェンバスプレイ配管分
岐点 〜 格納容器スプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

格納容器スプレイヘッダ A（ドライウェル側）

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

格納容器スプレイヘッダ B（ドライウェル側）

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

格納容器スプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

原子炉格納容器配管貫通部 X-35

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

原子炉格納容器配管貫通部 X-32

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

原子炉格納容器配管貫通部 X-11A

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

原子炉格納容器配管貫通部 X-11B

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

原子炉格納容器配管貫通部 X-25A

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

原子炉格納容器配管貫通部 X-25B

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

備 考

NT2 補① Ⅴ-1-10-8 R4

熱交換器

残留熱除去系熱交換器

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

残留熱除去系ポンプ A

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

残留熱除去系ポンプ B

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

残留熱除去系ストレーナ A

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

残留熱除去系ストレーナ B

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

残留熱除去系ストレーナ A 〜 サプレッショ
ン・チェンバ

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

残留熱除去系ストレーナ B
ン・チェンバ

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

ポンプ

ろ過装置

〜

サプレッショ

サプレッション・チェンバ 〜 弁 E12-F004A

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

弁 E12-F004A 〜 残留熱除去系ポンプ A 吸込管
合流点

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

残留熱除去系ポンプ A 吸込管合流点 〜
熱除去系ポンプ A

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

残留

既設設備であり，当時の調達管

サプレッション・チェンバ 〜 弁 E12-F004B

圧力低減設備その他の安全設備

原子炉格納施設

原子炉格納容器安
全設備

理に基づき実施している。

弁 E12-F004B 〜 残留熱除去系ポンプ B 吸込
管合流点

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

残留熱除去系ポンプ B 吸込管合流点 〜
熱除去系ポンプ B

残留

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

残留熱除去系ポンプ A 〜 残留熱除去系熱交換器 A バイパス管分岐点

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

残留熱除去系熱交換器 A バイパス管分岐点
残留熱除去系熱交換器 A〜

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

残留熱除去系ポンプ B 〜 残留熱除去系熱交換器 B バイパス管分岐点

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

残留熱除去系熱交換器 B バイパス管分岐点
残留熱除去系熱交換器 B

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

〜

残留熱除去系熱交換器 A 〜 A 系統代替循環冷却系ポンプ吸込管分岐点

サプレッショ
ン・プール冷却系

A 系統代替循環冷却系ポンプ吸込管分岐点 〜
残留熱除去系熱交換器 A 出口管合流点
残留熱除去系熱交換器 A 出口管合流点 〜 A 系
統代替循環冷却系ポンプ吐出管合流点
A 系統代替循環冷却系ポンプ吐出管合流点
主配管

本文品質保証計画「７．４ 調達」の適用有無

機器名

本文品質保証計画「７．３ 設計・開発」の適用有無

重要度分類

設備区分

発電用原子炉施設の種類

機器区分

〜

A 系統ドライウェルスプレイ配管分岐点
A 系統ドライウェルスプレイ配管分岐点 〜
系統テスト配管分岐点

A

残留熱除去系熱交換器 B 〜 B 系統代替循環冷却系ポンプ吸込管分岐点
B 系統代替循環冷却系ポンプ吸込管分岐点
残留熱除去系熱交換器 B 出口管合流点〜

残留熱除去系熱交換器 B 出口管合流点 〜 B
系統代替循環冷却系ポンプ吐出管合流点
B 系統代替循環冷却系ポンプ吐出管合流点
B 系統テスト配管分岐点

A

○

−

A

○

−

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。
A○−

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。
A○−

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。
既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

〜

A

○

−

A 系統テスト配管分岐点 〜 A 系統サプレッション・チェンバスプレイ配管分岐点

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

A 系統サプレッション・チェンバスプレイ配管分
岐点 〜 A 系統代替循環冷却系テスト配管合流点

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

A 系統代替循環冷却系テスト配管合流点 〜 サ
プレッション・チェンバ

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

B 系統テスト配管分岐点 〜 B 系統代替循環冷
却系原子炉注水配管合流点

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

30

B 系統代替循環冷却系原子炉注水配管合流点 〜B 系統原子炉停止時冷却系配管分岐点

A

○

−

B 系統原子炉停止時冷却系配管分岐点 〜 B 系
統低圧注水系配管分岐点

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

B 系統低圧注水系配管分岐点 〜 B 系統代替循
環冷却系テスト配管合流点

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

B 系統代替循環冷却系テスト配管合流点 〜 サ
プレッション・チェンバ

A

○

−

原子炉格納容器配管貫通部 X-35

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

原子炉格納容器配管貫通部 X-32

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

備 考

NT2 補① Ⅴ-1-10-8 R4

原子炉格納容器配管貫通部 X-48

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

原子炉格納容器配管貫通部 X-47

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

ポンプ

ほう酸水注入ポンプ

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

容器

ほう酸水貯蔵タンク

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

サプレッショ
ン・プール冷却系

本文品質保証計画「７．４ 調達」の適用有無

機器名

本文品質保証計画「７．３ 設計・開発」の適用有無

重要度分類

設備区分

発電用原子炉施設の種類

機器区分

主配管

安全弁及び逃がし弁
ほう酸水注入系

主配管

既設設備であり，当時の調達管C41-F029A,B

理に基づき実施している。

ほう酸水貯蔵タンク 〜 ほう酸水注入ポンプ（連絡配管含む）

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

ほう酸水注入ポンプ 〜 弁 C41-F004A，B（連絡配管含む）

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

弁 C41-F004A，B 〜 原子炉圧力容器

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

原子炉格納容器配管貫通部 X-13

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

常設低圧代替注水系ポンプ

A

○

−

可搬型代替注水大型ポンプ

C

−

○

ポンプ
可搬型代替注水中型ポンプ

C

−

○

代替淡水貯槽

A

○

−

貯蔵槽

圧力低減設備その他の安全設備

原子炉格納施設

主配管

原子炉格納容器安
全設備

代替格納容器
スプレイ冷却系

西側淡水貯水設備

A○−

代替格納容器スプレイ冷却系配管 B 系分岐点
〜 低圧代替注水系残留熱除去系配管 B 系合流
点

A

○

−

代替格納容器スプレイ冷却系配管 A 系分岐点
〜 低圧代替注水系残留熱除去系配管 A 系合流
点

A

○

−

代替淡水貯槽 〜 常設低圧代替注水系ポンプ

A

○

−

常設低圧代替注水系ポンプ
系配管合流点A○−〜

低圧代替注水低圧代替注水系配管合流点 〜
スプレイ冷却系配管 B 系分岐点

代替格納容器A○−

原子炉建屋東側接続口 〜 低圧代替注水系低圧炉心スプレイ系配管分岐点

A

○

−

原子炉建屋西側接続口
流点

A

○

−

A

○

−

A

○

−

〜

高所接続口配管合高所西側接続口及び高所東側接続口
接続口配管合流点
高所接続口配管合流点
管合流点

主配管

備 考

〜

〜

高所

低圧代替注水系配格納容器スプレイヘッダ A（ドライウェル側）

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

格納容器スプレイヘッダ B（ドライウェル側）

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

31

低圧代替注水系低圧炉心スプレイ系配管分岐点〜 代替格納容器スプレイ冷却系配管 A 系分岐
点

A

○

−

低圧代替注水系残留熱除去系配管 A 系合流点
〜 A 系統原子炉注水管分岐点

A

○

−

A 系統原子炉注水管分岐点 〜 格納容器スプレ
イヘッダ A（ドライウェル側）
低圧代替注水系残留熱除去系配管 B 系合流点
〜 格納容器スプレイヘッダ B（ドライウェル側）
原子炉格納容器配管貫通部 X-11A
原子炉格納容器配管貫通部 X-11B

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。
A○−

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。
既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

取水用 5m ホース

C

−

○

送水用 5m, 10m, 50m ホース

C

−

○

複数回に分けて調達しており，調達時期により重要度分類が異なる
ため，最後の調達の重要度分類を記載。なお，当初の調達は重要度分類対象外である。

NT2 補① Ⅴ-1-10-8 R4

熱交換器

残留熱除去系熱交換器

ポンプ

代替循環冷却系ポンプ

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。
A

圧力低減設備その他の安全設備

原子炉格納施設

原子炉格納容器安
全設備

代替循環冷却
系

主配管

○

−

残留熱除去系ストレーナ A

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

残留熱除去系ストレーナ B

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

E12-F025A

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

E12-F025B

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

ろ過装置

安全弁及び逃がし弁

本文品質保証計画「７．４ 調達」の適用有無

機器名

本文品質保証計画「７．３ 設計・開発」の適用有無

重要度分類

設備区分

発電用原子炉施設の種類

機器区分

代替循環冷却系代替格納容器スプレイ配管 A 系
分岐点 〜 A 系統代替循環冷却系ポンプ吐出
管合流点

A

○

−

代替循環冷却系テスト配管 A 系分岐点 〜 A 系
統代替循環冷却系テスト配管合流点

A

○

−

代替循環冷却系代替格納容器スプレイ配管 B 系
分岐点 〜 B 系統代替循環冷却系ポンプ吐出管
合流点

A

○

−

代替循環冷却系テスト配管 B 系分岐点 〜 B 系
統代替循環冷却系テスト配管合流点

A

○

−

残留熱除去系ストレーナ Aン・チェンバ〜

サプレッショ

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

残留熱除去系ストレーナ B
ン・チェンバ〜

サプレッショ

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

サプレッション・チェンバ 〜 弁 E12-F004A

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

弁 E12-F004A 〜 残留熱除去系ポンプ A 吸込
管合流点

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

残留熱除去系ポンプ A 吸込管合流点 〜
熱除去系ポンプ A

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

残留

サプレッション・チェンバ 〜 弁 E12-F004B

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

弁 E12-F004B 〜 残留熱除去系ポンプ B 吸込管
合流点

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

残留熱除去系ポンプ B 吸込管合流点 〜

既設設備であり，当時の調達管

残留熱除去系ポンプ B

理に基づき実施している。

残留熱除去系ポンプ A 〜 残留熱除去系熱交換器 A バイパス管分岐点

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

残留熱除去系熱交換器 A バイパス管分岐点
残留熱除去系熱交換器 A

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

〜

残留熱除去系ポンプ B 〜 残留熱除去系熱交換器 B バイパス管分岐点

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

残留熱除去系熱交換器 B バイパス管分岐点

既設設備であり，当時の調達〜

残留熱除去系熱交換器 B

管理に基づき実施している。

残留熱除去系熱交換器 A 〜 A 系統代替循環冷却系ポンプ吸込管分岐点

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

A 系統代替循環冷却系ポンプ吐出管合流点
A 系統ドライウェルスプレイ配管分岐点〜

A 系統ドライウェルスプレイ配管分岐点 〜
系統テスト配管分岐点

A

A 系統テスト配管分岐点 〜 低圧代替注水系残留熱除去系配管 A 系合流点
低圧代替注水系残留熱除去系配管 A 系合流点
〜 A 系統原子炉注水管分岐点
A 系統原子炉注水管分岐点 〜 格納容器スプレ
イヘッダ A（ドライウェル側）
残留熱除去系熱交換器 B 〜 B 系統代替循環冷却系ポンプ吸込管分岐点

32

B 系統代替循環冷却系ポンプ吐出管合流点 〜B 系統テスト配管分岐点

A

○

−

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。
既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。
A○−

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。
A

○

−

A

○

−

B 系統テスト配管分岐点 〜 B 系統サプレッション・チェンバスプレイ配管分岐点

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

B 系統サプレッション・チェンバスプレイ配管分
岐点 〜 低圧代替注水系残留熱除去系配管 B
系合流点

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

低圧代替注水系残留熱除去系配管 B 系合流点
〜 格納容器スプレイヘッダ B（ドライウェル側）
A 系統代替循環冷却系テスト配管合流点 〜 サ
プレッション・チェンバ

A

○

−

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

B 系統代替循環冷却系テスト配管合流点 〜 サ
プレッション・チェンバ

A

○

−

A 系統代替循環冷却系原子炉注水配管合流点 〜弁 E12-F042A

A

○

−

備 考

NT2 補① Ⅴ-1-10-8 R4

主配管

B 系統代替循環冷却系原子炉注水配管合流点 〜B 系統原子炉停止時冷却系配管分岐点

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

B 系統原子炉停止時冷却系配管分岐点 〜 B 系
統低圧注水系配管分岐点

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

B 系統低圧注水系配管分岐点 〜 弁 E12-F042B

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

弁 E12-F042A 〜 弁 E12-F041A

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

弁 E12-F041A 〜 原子炉圧力容器

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

弁 E12-F042B 〜 弁 E12-F041B

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

弁 E12-F041B 〜 原子炉圧力容器

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

A 系統代替循環冷却系ポンプ吸込管分岐点 〜
代替循環冷却系ポンプ A

A

○

−

代替循環冷却系ポンプ A 〜 代替循環冷却系代替格納容器スプレイ配管 A 系分岐点

A

○

−

代替循環冷却系代替格納容器スプレイ配管 A 系
分岐点 〜 代替循環冷却系テスト配管 A 系分
岐点

A

○

−

代替循環冷却系テスト配管 A 系分岐点 〜 A 系
統代替循環冷却系原子炉注水配管合流点

A

○

−

B 系統代替循環冷却系ポンプ吸込管分岐点
代替循環冷却系ポンプ B〜

原子炉格納施設

圧力低減設備その他の安全設備

A

○

−

代替循環冷却系ポンプ B 〜 代替循環冷却系代替格納容器スプレイ配管 B 系分岐点

A

○

−

代替循環冷却系代替格納容器スプレイ配管 B 系
分岐点 〜 代替循環冷却系テスト配管 B 系分
岐点

A

○

−

A

○

−

代替循環冷却系テスト配管 B 系分岐点 〜 B 系
統代替循環冷却系原子炉注水配管合流点

原子炉格納容器安
全設備

本文品質保証計画「７．４ 調達」の適用有無

代替循環冷却系

機器名

本文品質保証計画「７．３ 設計・開発」の適用有無

重要度分類

設備区分

発電用原子炉施設の種類

機器区分

格納容器スプレイヘッダ A（ドライウェル側）

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

格納容器スプレイヘッダ B（ドライウェル側）

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。
既設設備であり，当時の調達管

原子炉格納容器配管貫通部 X-35

理に基づき実施している。

原子炉格納容器配管貫通部 X-32

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

原子炉格納容器配管貫通部 X-47

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

原子炉格納容器配管貫通部 X-48

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

原子炉格納容器配管貫通部 X-12A

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。
既設設備であり，当時の調達管

原子炉格納容器配管貫通部 X-12B

理に基づき実施している。
既設設備であり，当時の調達管

原子炉格納容器配管貫通部 X-11A

理に基づき実施している。
既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

原子炉格納容器配管貫通部 X-11B
常設低圧代替注水系ポンプ

A

○

−

可搬型代替注水大型ポンプ

C

−

○

ポンプ

33

可搬型代替注水中型ポンプ

C

−

○

代替淡水貯槽A○−

西側淡水貯水設備

A○−

格納容器下部注水系配管分岐点 〜 格納容器
下部注水系配管合流点

A

○

−

格納容器下部注水系配管合流点
納容器貫通部 X-57

A

○

−

A

○

−

格納容器下部
注水系
貯蔵槽

主配管

原子炉格納容器貫通部 X-57
注水口

備 考

〜

原子炉格

〜 格納容器下部

複数回に分けて調達しており，調達時期により重要度分類が異なる
ため，最後の調達の重要度分類を記載。なお，当初の調達は重要度分類対象外である。

NT2 補① Ⅴ-1-10-8 R4

本文品質保証計画「７．３ 設計・開発」の適用有無

本文品質保証計画「７．４ 調達」の適用有無

重要度分類

設備区分

発電用原子炉施設の種類

A

○

−

代替淡水貯槽 〜 常設低圧代替注水系ポンプ

A

○

−

常設低圧代替注水系ポンプ
系配管合流点

機器区分

機器名

代替燃料プール注水系及び格納容器下部注水系
配管分岐点 〜 格納容器下部注水系配管合流点

格納容器下部
注水系

主配管〜

低圧代替注水A○−

低圧代替注水系配管合流点 〜 代替格納容器
スプレイ冷却系配管 B 系分岐点

A

○

−

代替格納容器スプレイ冷却系配管 B 系分岐点
〜 格納容器下部注水系配管分岐点

A

○

−

原子炉建屋西側接続口
流点〜

高所接続口配管合A○−

高所接続口配管合流点
管合流点〜

低圧代替注水系配A○−

原子炉建屋東側接続口 〜 低圧代替注水系低圧炉心スプレイ系配管分岐点

A

○

−

高所西側接続口及び高所東側接続口
接続口配管合流点

〜

高所

A

○

−

低圧代替注水系低圧炉心スプレイ系配管分岐点〜 代替格納容器スプレイ冷却系配管 A 系分岐
点

A

○

−

代替格納容器スプレイ冷却系配管 A 系分岐点
〜 代替燃料プール注水系及び格納容器下部注
水系配管分岐点

A○−

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

原子炉格納容器配管貫通部 X-57

原子炉格納施設

圧力低減設備その他の安全設備

貯蔵槽

原子炉格納容器安
全設備

取水用 5m ホース

C

−

○

送水用 5m, 10m, 50m ホース

C

−

○

格納容器床ドレンサンプ

A

○

−

格納容器床ドレン配管分岐点 〜 ベント管

A

○

−

A

○

−

格納容器機器ドレン配管分岐点 〜 ベント管

A

○

−

格納容器機器ドレンサンプ出口配管分岐点
格納容器機器ドレンサンプスリット

A

○

−

A

○

−

A

○

−

A

○

−

A

○

−

格納容器機器ドレンサンプ導入管入口 〜
納容器機器ドレンサンプ出口配管分岐点
ペデスタル排水系

主配管

格納容器機器ドレンサンプスリット
容器機器ドレン配管分岐点

〜

格

〜
格納

格納容器床ドレンサンプ導入管
格納容器床ドレンサンプスリット
器床ドレン配管分岐点
ポンプ
ろ過装置

〜

格納容

常設高圧代替注水系ポンプ
高圧炉心スプレイ系ストレーナ

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

原子炉圧力容器
気管分岐点

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

〜

原子炉隔離時冷却系主蒸

原子炉隔離時冷却系主蒸気管分岐点
E51-F063〜

弁既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

弁 E51-F063 〜 弁 E51-F064
弁 E51-F064 〜 原子炉隔離時冷却系タービン
入口蒸気管分岐点
原子炉隔離時冷却系タービン排気管合流点 〜弁 E51-F068

34

高圧代替注水系

原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出管合流点
残留熱除去系原子炉注水管合流点
残留熱除去系原子炉注水管合流点 〜
F065

A

○

−

A

○

−

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

弁 E51-F068 〜 サプレッション・チェンバ
主配管

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

〜

弁 E51-

A○−

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

弁 E51-F065 〜 弁 E51-F066

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

弁 E51-F066 〜 原子炉圧力容器

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

原子炉隔離時冷却系タービン入口蒸気管分岐点〜 常設高圧代替注水系タービン

A

○

−

常設高圧代替注水系タービン 〜
時冷却系タービン排気管合流点

A

○

−

原子炉隔離

備 考

NT2 補① Ⅴ-1-10-8 R4

本文品質保証計画「７．４ 調達」の適用有無

A

○

−

A

○

−

機器名

高圧炉心スプレイ系ポンプ吸込管分岐点
常設高圧代替注水系ポンプ
常設高圧代替注水系ポンプ
冷却系ポンプ吐出管合流点〜

高圧炉心スプレイ系ストレーナ
ション・チェンバ
高圧代替注水系

本文品質保証計画「７．３ 設計・開発」の適用有無

重要度分類

設備区分

発電用原子炉施設の種類

機器区分

主配管

〜

原子炉隔離時〜サプレッ

サプレッション・チェンバ 〜 高圧炉心スプレ
イ系ポンプ吸込管分岐点

備 考

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。
A○−

原子炉格納容器配管貫通部 X-2

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

原子炉格納容器配管貫通部 X-4

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

原子炉格納容器配管貫通部 X-21

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

原子炉格納容器配管貫通部 X-31

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

常設低圧代替注水系ポンプ

A

○

−

可搬型代替注水大型ポンプ

C−○
複数回に分けて調達しポンプ
可搬型代替注水中型ポンプ

C

−

○

代替淡水貯槽

A

○

−

A

○

−

貯蔵槽
西側淡水貯水設備

原子炉格納施設

圧力低減設備その他の安全設備安全弁及び逃がし弁

原子炉格納容器安
全設備

E12-F025C

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

E21-F018

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

代替淡水貯槽 〜 常設低圧代替注水系ポンプ

A

○

−

常設低圧代替注水系ポンプ
系配管合流点

A

○

−

A

○

−

A

○

−

格納容器下部注水系配管分岐点 〜 代替燃料
プール注水系及び低圧代替注水系配管分岐点

A

○

−

代替燃料プール注水系及び低圧代替注水系配管
分岐点 〜 低圧代替注水系残留熱除去系配管 C
系合流点

A

○

−

原子炉建屋西側接続口
流点〜

高所接続口配管合A○−

高所接続口配管合流点
管合流点〜

低圧代替注水系配A○−

原子炉建屋東側接続口〜

低圧代替注水系低

A

○

−

A

○

−

A

○

−

取水用 5m ホース

C

−

○

送水用 5m，10m，50m ホース

C

−

○

A

○

−

〜

低圧代替注水低圧代替注水系配管合流点 〜
スプレイ冷却系配管 B 系分岐点

代替格納容器

代替格納容器スプレイ冷却系配管 B 系分岐点
〜 格納容器下部注水系配管分岐点

低圧代替注水系

圧炉心スプレイ系配管分岐点
主配管

低圧代替注水系低圧炉心スプレイ系配管分岐点〜 低圧代替注水系低圧炉心スプレイ系配管合流点
高所西側接続口及び高所東側接続口〜

高所

接続口配管合流点

35

低圧代替注水系残留熱除去系配管 C 系合流点
〜 C 系統低圧注水系配管分岐点
C 系統低圧注水系配管分岐点 〜 弁 E12-F042C

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

弁 E12-F042C 〜 弁 E12-F041C

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

弁 E12-F041C 〜 原子炉圧力容器

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

低圧代替注水系低圧炉心スプレイ系配管合流点〜 弁 E21-F005

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

弁 E21-F005 〜 弁 E21-F006

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

ており，調達時期により重要度分類が異なる
ため，最後の調達の重要度分類を記載。なお，当初の調達は重要度分
類対象外である。

NT2 補① Ⅴ-1-10-8 R4

低圧代替注水系

主配管

ポンプ

原子炉建屋放水設備

主配管

原子炉格納容器安
全設備

本文品質保証計画「７．４ 調達」の適用有無

機器名

本文品質保証計画「７．３ 設計・開発」の適用有無

重要度分類

設備区分

発電用原子炉施設の種類

機器区分

弁 E21-F006 〜 原子炉圧力容器

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

原子炉格納容器配管貫通部 X-8

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

原子炉格納容器配管貫通部 X-12C

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

可搬型代替注水大型ポンプ

C

−

○

放水砲用 5m,50m ホース

C

−

○

放水砲

C

−

○

取水用 5m ホース

C

−

○

可搬型代替注水大型ポンプ

C

−

○

ポンプ
可搬型代替注水中型ポンプ

C

−

○

代替淡水貯槽A○−

西側淡水貯水設備

A○−

取水用 5m ホース

C

−

○

C

−

○

代替水源供給設備
貯蔵槽

主配管
送水用 5m, 10m, 50m ホース

圧力低減設備その他の安全設備

原子炉格納施設主要弁

非常用ガス再循環系

SB2-4A,B

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

SB2-5A,B

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

SB2-7A,B

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

SB2-12A

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

SB2-13A,B

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

原子炉建屋空気取入口弁
環系フィルタトレイン〜

非常用ガス再循

原子炉棟換気系及び不活性ガス系
入口管原子炉棟換気系合流点〜

非常用ガス再循環系フィルタトレイン

空気取〜

非常用ガス再循環系排風機

フィルター

非常用ガス再循環系フィルタトレイン○−

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

SB2-11A,B

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

非常用ガス処理系

36

非常用ガス処理系分岐点
系フィルタトレイン〜

非常用ガス処理A○−

非常用ガス処理系フィルタトレイン A 〜 非常用ガス処理系フィルタトレイン出口管合流点

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

非常用ガス処理系フィルタトレイン B 〜 耐圧強化ベント系配管合流点

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

耐圧強化ベント系配管合流点 〜 非常用ガス処理系フィルタトレイン出口管合流点

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

非常用ガス処理系フィルタトレイン出口管合流
点 〜 非常用ガス処理系排気筒接続部

フィルター

A

SB2-9A,B
主要弁

排風機

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

排風機

主配管

−

非

常用ガス処理系分岐点 〜 原子炉棟換気系への分岐管第 1 弁 SB2-12A 及び SB2-13A，B

原子炉建屋ガス処理系

放射性物質濃度制
御設備及び可燃性
ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備○

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

不活性ガス系 〜 不活性ガス系合流点
主配管

A

非常用ガス処理系排風機
非常用ガス処理系フィルタトレイン

A

○

−

A

○

−

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

備 考

複数回に分けて調達しており，調達時期により重要度分類が異なる
ため，最後の調達の重要度分類を記載。なお，当初の調達は重要度分
類対象外である。

NT2 補① Ⅴ-1-10-8 R4

可燃性ガス濃度制御系

主蒸気隔離弁漏えい抑制系

加熱器

可燃性ガス濃度制御系再結合装置加熱器

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

安全弁及び逃がし弁

2-43V-6A,B

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

原子炉格納容器（ドライウェル） 〜 再結合装
置入口

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

再結合装置出口 〜 原子炉格納容器（サプレッション・チェンバ）既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

ブロワ

可燃性ガス濃度制御系再結合装置ブロワ

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

再結合装置

可燃性ガス濃度制御系再結合装置

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

容器

低圧マニホールド

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

弁 E32-F002（E，F，G，H） 〜 低圧マニホー
ルド

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

低圧マニホールド入口配管ベントスタック分岐
点 B 〜 ベントスタック

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

弁 E32-F002（A，B，C，D） 〜 低圧マニホール
ド

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

低圧マニホールド入口配管ベントスタック分岐
点 A 〜 ベントスタック

既設設備であり，当時の調達管

低圧マニホールド
制系ブロワ

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

主配管

主配管

〜

主蒸気隔離弁漏えい抑主蒸気隔離弁漏えい抑制系ブロワ
ガス再循環系空気取入母管

水素濃度抑制系〜

非常用

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

再結合装置

静的触媒式水素再結合器

A

○

−

圧力低減設備その他の安全設備

原子炉格納施設

窒素供給装置C−○

格納容器窒素供給ライン西側接続口及び格納容器窒素供給ライン東側接続口 〜 東側接続配管合流点（ドライウェル側）

A

○

−

東側接続配管合流点（ドライウェル側） 〜
原子炉格納容器A○−

格納容器窒素供給ライン西側接続口及び格納容器窒素供給ライン東側接続口 〜 東側接続配管合流点（サプレッション・チェンバ側）

A

○

−

東側接続配管合流点（サプレッション・チェンバ側） 〜 窒素ガス代替注入系配管合流点

A

○

−

格納容器窒素供給ライン西側接続口連絡配管

A

○

−

A

○

−

A

○

−

A

○

−

フィルタ装置 〜 排気管

A

○

−

ドライウェル側窒素ガス代替注入系配管合流点
及びサプレッション・チェンバ側窒素ガス代替注
入系配管合流点 〜 窒素排気管合流点

A

○

−

フィルタベント配管窒素供給ライン接続口〜

ドライウェル側窒素ガス代替注入系配管合流点
及びサプレッション・チェンバ側窒素ガス代替注
入系配管合流点
耐圧強化ベント系配管分岐点
力逃がし装置配管分岐点
主配管〜

格納容器圧力逃がし装置配管分岐点
ルタ装置

格納容器圧
〜

フィ

窒素排気管合流点 〜 原子炉棟換気系及び原子炉建屋ガス処理系分岐点
原子炉棟換気系及び原子炉建屋ガス処理系分岐
点 〜 耐圧強化ベント系配管分岐点

37

窒素ガス代替注入系配管合流点 〜 サプレッ
ション・チェンバ側窒素供給配管合流点

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。
A

○

−

A

○

−

サプレッション・チェンバ側窒素供給配管合流点〜 原子炉格納容器

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

原子炉格納容器配管貫通部 X-56

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

原子炉格納容器配管貫通部 X-80

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

窒素供給用 5m ホース
2-26B-2
不活性ガス系

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

主蒸気隔離弁漏えい抑制系ブロワ

放射性物質濃度制
御設備及び可燃性
ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備

原子炉格納容器調
気設備

理に基づき実施している。

ブロワ

圧縮機

窒素ガス代替注入系

本文品質保証計画「７．４ 調達」の適用有無

可燃性ガス濃度制御系

機器名

本文品質保証計画「７．３ 設計・開発」の適用有無

重要度分類

設備区分

発電用原子炉施設の種類

機器区分

主要弁
2-26B-9

C−○

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。
A

○

−

備 考

NT2 補① Ⅴ-1-10-8 R4

2-26B-12

A

A

○

−

2-26B-10A○−

2-26B-7A○−

2-26B-1

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

2-26B-8

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

2-26B-13

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

2-26B-14

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

弁 2-26B-1 〜 弁 2-26B-2 及びドライウェルパ
ージライン合流点

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

ドライウェルパージライン合流点

既設設備であり，当時の調達管

〜

弁 2-

26B-5

理に基づき実施している。

弁 2-26V-1 及び弁 2-26V-2 〜 弁 2-26B-3 及び弁 2-26B-4

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

弁 2-26B-3，弁 2-26B-4 及び弁 2-26B-5 〜 サ
プレッション・チェンバ側窒素供給配管合流点

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

窒素ガス代替注入系配管合流点 〜 サプレッ
ション・チェンバ側窒素供給配管合流点

原子炉格納施設

圧力低減設備その他の安全設備

不活性ガス系

主配管

38
格納容器圧力
逃がし装置

圧力開放板

主配管

○

−

A

○

−

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

弁 2-26B-2 〜 ドライウェルメイクアップライン合流点

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

ドライウェルメイクアップライン合流点
原子炉格納容器

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

〜

窒素供給設備 〜 弁 2-26B-7 及び弁 2-26B-8

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

弁 2-26B-7 〜 弁 2-26B-6 及び弁 2-26B-9

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

弁 2-26B-9 〜 ドライウェルメイクアップライ

既設設備であり，当時の調達管ン合流点理に基づき実施している。

弁 2-26B-8 〜 ドライウェルパージライン合流点

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

原子炉格納容器 〜 弁 2-26B-12

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。
A○−

原子炉格納容器 〜 弁 2-26B-10

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

弁 2-26B-10 〜 サプレッション・チェンバ側
窒素ガス代替注入系配管合流点

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

ドライウェル側窒素ガス代替注入系配管合流点
及びサプレッション・チェンバ側窒素ガス代替注
入系配管合流点 〜 窒素排気管合流点

A

○

−

窒素排気管合流点 〜 原子炉棟換気系及び原子炉建屋ガス処理系分岐点

A

○

−

原子炉棟換気系及び原子炉建屋ガス処理系分岐
点 〜 耐圧強化ベント系配管分岐点

A

○

−

耐圧強化ベント系配管分岐点
26B-13

圧力逃がし装置A

サプレッション・チェンバ側窒素供給配管合流点〜 原子炉格納容器

弁 2-26B-12 〜 ドライウェル側窒素ガス代替
注入系配管合流点

主要弁−

2-26B-6

弁 2-26B-6 〜 窒素ガス代替注入系配管合流点

原子炉格納容器調気設備○

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

2-26B-5

主要弁

本文品質保証計画「７．４ 調達」の適用有無

機器名

本文品質保証計画「７．３ 設計・開発」の適用有無

重要度分類

設備区分

発電用原子炉施設の種類

機器区分〜 弁 SB2-132-

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

原子炉棟換気系及び原子炉建屋ガス処理系分岐
点 〜 弁 SB2-142-26B-14

A

○

−

SA14-F001A，B

A

○

−

2-26B-12A○−

2-26B-10

A

○

−

圧力開放板

A

○

−

格納容器圧力逃がし装置配管分岐点 〜 フィ
ルタ装置

A

○

−

フィルタ装置 〜 排気管

A

○

−

備 考

NT2 補① Ⅴ-1-10-8 R4 E

本文品質保証計画「７．３ 設計・開発」の適用有無

本文品質保証計画「７．４ 調達」の適用有無

重要度分類

設備区分

発電用原子炉施設の種類

フィルタ装置スクラビング水補給ライン接続口〜 フィルタ装置

A○−

フィルタ装置 〜 移送ポンプ

A

○

−

A

○

−

機器区分

機器名

移送ポンプ 〜 サプレッション・チェンバ
原子炉格納容器 〜 弁 2-26B-12

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

原子炉格納容器 〜 弁 2-26B-10

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

弁 2-26B-12 〜 ドライウェル側窒素ガス代替
注入系配管合流点
弁 2-26B-10 〜 サプレッション・チェンバ側
窒素ガス代替注入系配管合流点

圧力逃がし装置

格納容器圧力主配管

逃がし装置

圧力低減設備その他の安全設備

原子炉格納施設

フィルター

A

○

−

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

ドライウェル側窒素ガス代替注入系配管合流点
及びサプレッション・チェンバ側窒素ガス代替注
入系配管合流点 〜 窒素排気管合流点

A

○

−

窒素排気管合流点 〜 原子炉棟換気系及び原子炉建屋ガス処理系分岐点

A

○

−

原子炉棟換気系及び原子炉建屋ガス処理系分岐
点 〜 耐圧強化ベント系配管分岐点

A

○

−

耐圧強化ベント系配管分岐点
力逃がし装置配管分岐点

A

○

−

〜

格納容器圧

原子炉格納容器配管貫通部 X-3

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

原子炉格納容器配管貫通部 X-77

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

原子炉格納容器配管貫通部 X-79

既設設備であり，当時の調達管理に基づき実施している。

格納容器圧力逃がし装置
送水用 20m ホース

C

−

○

取水用 5m ホース

C

−

○

送水用 5m, 10m, 50m ホース

C

−

○

フィルタ装置C−○

可搬型代替注水大型ポンプ

C

−

○

ポンプ
残留熱除去設備

備 考

可搬型代替注水中型ポンプ

C

−

○

取水用 5m ホース

C

−

○

送水用 5m, 10m, 50m ホース

C

−

○

代替水源供給設備

複数回に分けて調達しており，調達時期により重要度分類が異なる
ため，最後の調達の重要度分類を記載。なお，当初の調達は重要度分
類対象外である。

主配管＊：「−」は，実用炉規則別表第二をさらに細分化した際に，該当する機器区分名称が存在しない場合を示す。

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