東海第二発電所 工事計画審査資料

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資料番号

工認-081 改 0

提出年月日

平成 30 年 2 月 7 日

日本原子力発電株式会社
東海第二発電所

工事計画審査資料

原子炉冷却系統施設（原子炉隔離時冷却系）（添付書類）

Ⅴ-1 説明書
Ⅴ-1-1 各発電用原子炉施設に共通の説明書
Ⅴ-1-1-4 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書
Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）
Ⅴ-1-1-4-3-23

設定根拠に関する説明書（原子炉隔離時冷却系

原子炉隔離時冷却系ポンプ）
Ⅴ-1-1-4-3-24

設定根拠に関する説明書（原子炉隔離時冷却系

原子炉隔離時冷却系ス

トレーナ）
Ⅴ-1-1-4-3-25 設定根拠に関する説明書（原子炉隔離時冷却系 安全弁及び逃がし弁（常設））
Ⅴ-1-1-4-3-26 設定根拠に関する説明書（原子炉隔離時冷却系 主配管（常設））
Ⅴ-1-1-4-3-47 設定根拠に関する説明書（原子炉隔離時冷却系 主要弁（常設））
Ⅴ-5 図面
4

原子炉冷却系統施設
4.4 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備に係る機器の配置を明示した図面（2／3）
【第 4-4-1-2 図】
4.4.3 原子炉隔離時冷却系
・原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（原子炉隔離時冷却系）の系統図（1／4）（設計基準対象施設）【第 4-4-3-2-1 図】
・原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（原子炉隔離時冷却系）の系統図（2／4）（重大事故等対処設備）【第 4-4-3-2-2 図】
・原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（原子炉隔離時冷却系）の系統図（3／4）（設計基準対象施設）【第 4-4-3-2-3 図】
・原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（原子炉隔離時冷却系）の系統図（4／4）（重大事故等対処設備）【第 4-4-3-2-4 図】
・原子炉冷却系統施設 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（原子炉隔離時冷却系）の構造図 E51-F017【第 4-4-3-3 図】
・原子炉冷却系統施設 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（原子炉隔離時冷却系）の構造図 原子炉隔離時冷却系ストレーナ【第 4-4-3-4 図】

4.5 原子炉冷却材補給設備
4.5.1 原子炉隔離時冷却系
・原子炉冷却系統施設のうち原子炉冷却材補給設備に係る主配管の配置を明示した図面（原子炉隔離時冷却系）（1／6）
【第 4-5-1-1-1 図】
・原子炉冷却系統施設のうち原子炉冷却材補給設備に係る主配管の配置を明示した図面（原子炉隔離時冷却系）（2／6）
【第 4-5-1-1-2 図】
・原子炉冷却系統施設のうち原子炉冷却材補給設備に係る主配管の配置を明示した図面（原子炉隔離時冷却系）（3／6）
【第 4-5-1-1-3 図】
・原子炉冷却系統施設のうち原子炉冷却材補給設備に係る主配管の配置を明示した図面（原子炉隔離時冷却系）（4／6）
【第 4-5-1-1-4 図】
・原子炉冷却系統施設のうち原子炉冷却材補給設備に係る主配管の配置を明示した図面（原子炉隔離時冷却系）（5／6）
【第 4-5-1-1-5 図】
・原子炉冷却系統施設のうち原子炉冷却材補給設備に係る主配管の配置を明示した図面（原子炉隔離時冷却系）（6／6）
【第 4-5-1-1-6 図】
・原子炉冷却系統施設のうち原子炉冷却材補給設備（原子炉隔離時冷却系）の系統図（設計
基準対象施設）【第 4-5-1-2 図】
・原子炉冷却系統施設のうち原子炉冷却材補給設備（原子炉隔離時冷却系）の構造図 E51F064【第 4-5-1-3 図】
・原子炉隔離時冷却系ポンプ構造図【「原子炉隔離時冷却系ポンプ」は，昭和 49 年 11 月 5 日付け 49 資庁第 18033 号にて認可された工事計画書の添付図面「第 2-1-2 図 原子炉隔離時冷却系ポンプ組立外形図」及び「第 2-1-3 図 原子炉隔離時冷却系ポンプ組立断面図」による。
】

Ｖ-1-1-4-3-23 設定根拠に関する説明書

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-23 R0（原子炉隔離時冷却系 原子炉隔離時冷却系ポンプ）

名称

原子炉隔離時冷却系ポンプ

容量m3/h/個142 以上（142）

揚

程

m

高圧時 869 以上（869）／低圧時 186 以上（186）

最 高 使 用 圧 力MPa

吸込側 1.17/吐出側 10.34

最 高 使 用 温 度℃

60，106

力

kW/個

541

数

－

1

原

動

機

出

個
【設 定 根 拠】（概要）・設計基準対象施設

原子炉隔離時冷却系ポンプは，設計基準対象施設として原子炉停止後，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復水貯蔵タン
ク又はサプレッション・チェンバ内の水を原子炉圧力容器に補給し，原子炉水位を維持するたNT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-23 R1めに設置する。
・重大事故等対処設備
重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（原子炉隔離時冷却系）として使用する原子炉隔離時冷却系ポンプは，以下の機能を有する。
原子炉隔離時冷却系ポンプは，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため，発電用原子炉を冷却するために設置する。
系統構成は，サプレッション・チェンバを水源とした原子炉隔離時冷却系ポンプにより，原
子炉隔離時冷却系配管を介して原子炉圧力容器に注水することにより，炉心の著しい損傷を防止できる設計とする。

重大事故等時に原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（原子炉隔離時冷却系）として使用する原子炉隔離時冷却系ポンプは，以下の機能を有する。
原子炉隔離時冷却系ポンプは，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，溶融し，原子炉格納容器の下部に落下した炉心を冷却するために設置する。
系統構成は，サプレッション・チェンバを水源とした原子炉隔離時冷却系ポンプにより，原
子炉隔離時冷却系配管を介して原子炉圧力容器に注水することにより，溶融炉心を冷却し，ペデスタル（ドライウェル部）への落下を遅延又は防止できる設計とする。

1

1.

容量の設定根拠
設計基準対象施設として使用する原子炉隔離時冷却系ポンプの容量は，給水機能喪失時に崩壊熱により減少する冷却材を補給し，原子炉水位を維持できる容量とし，142 m3/h 以上とする。
原子炉隔離時冷却系ポンプを重大事故等時において使用する場合の容量は，重大事故等時の有効性評価解析（原子炉設置変更許可申請書添付書類十）において確認されている原子炉へのm3/h であることから，それを上回る 142 m3/h 以上とする。

注入量が
2.

揚程の設定根拠
設計基準対象施設として使用する原子炉隔離時冷却系ポンプの揚程は，下記を考慮して決定する。
原子炉隔離時冷却系ポンプは，原子炉圧力が約 7.86 MPa～約 1.04 MPa の時に原子炉圧力容器に 142 m３/h の水を補給できるように設計する。
2.1 高圧時の揚程NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-23 R1

高圧時の揚程は，下記を考慮する。
①

原子炉圧力容器（高圧時）とサプレッション・チェンバの圧力差：

MPa(＝

m)

②

静水頭（原子炉圧力容器頂部とサプレッション・チェンバ水位低の標高差）：38.6 m③

配管・機器圧力損失：m

高圧時の原子炉隔離時冷却系ポンプの揚程は，①～③の合計

m を丸めて 869 m 以上とする。
2.2 低圧時の揚程
低圧時の揚程は，下記を考慮する。
①

原子炉圧力容器（低圧時）とサプレッション・チェンバの圧力差②

静水頭（原子炉圧力容器頂部とサプレッション・チェンバ水位低の標高差）：38.6 m③配管・機器圧力損失：

MPa(＝

m)

m

低圧時の原子炉隔離時冷却系ポンプの揚程は，①～③の合計

m を上回る 186 m 以上とする。
原子炉隔離時冷却系ポンプを重大事故等時において使用する場合の揚程は，下記を考慮して決定する。
①

原子炉圧力容器とサプレッション・チェンバの圧力差：

MPa(＝

m)

②

静水頭（原子炉圧力容器頂部とサプレッション・チェンバ水位低の標高差）：38.6 m③

配管・機器圧力損失：m

重大事故等における原子炉隔離時冷却系ポンプの揚程は，①～③の合計
め，設計基準対象施設の高圧時と同仕様で設計し，869 m 以上とする。

2m であるた3.

最高使用圧力の設定根拠

3.1 吸込側の最高使用圧力
設計基準対象施設として使用する原子炉隔離時冷却系ポンプの吸込側の最高使用圧力は，
主配管「補給水系配管合流点～原子炉隔離時冷却系ポンプ」の最高使用圧力が 0.86 MPa であることから，それを上回る 1.17 MPa とする。
原子炉隔離時冷却系ポンプを重大事故等時において使用する場合の吸込側の圧力は，重大事故等時における主配管「補給水系配管合流点～原子炉隔離時冷却系ポンプ」の使用圧力が0.86 MPa であることから，それを上回る 1.17 MPa とする。
3.2 吐出側の最高使用圧力
設計基準対象施設として使用する原子炉隔離時冷却系ポンプの最高使用圧力は，下記を考NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-23 R1

慮して決定する。
①

水源圧力（サプレッション・チェンバ圧力）

MPa（大気圧）②

静水頭（サプレッション・チェンバ水位高とポンプ吸込の標高差）

③

締切揚程：

m（＝

MPa）

MPa

原子炉隔離時冷却系ポンプの吐出側の最高使用圧力は，①～③の合計

MPa を上回る

10.34MPa とする。
原子炉隔離時冷却系ポンプを重大事故等時において使用する場合の最高使用圧力は，設計基
準対象施設と同様の使用方法であるため，設計基準対象施設と同設計条件とし，10.34MPa とする。
4.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する原子炉隔離時冷却系ポンプの最高使用温度は，サプレッション・チェンバを水源として使用する場合のサプレッション・プール水の温度℃を上回る

60 ℃とする。
原子炉隔離時冷却系ポンプを重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時の有効性評価解析（原子炉設置変更許可申請書添付書類十）において確認されているサプレッション・プール水の温度を考慮し，106 ℃とする。

3

5.

原動機出力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する原子炉隔離時冷却系ポンプの原動機出力は，下記の式により，容量及び揚程を考慮して決定する。
Ｐｗ＝10-3×ρ×ｇ×Ｑ×Ｈ
Ｐｗ
η＝
100
Ｐ
（引用文献：日本工業規格 ＪＩＳ Ｂ ０１３１（２００２）「ターボポンプ用語」）

10
Ｐ＝

-3

ρｇ Ｑ Ｈ
η／100

Ｐ：軸動力（kW）

Ｐｗ ：水動力（kW）：密度（kg/m3）

NT2
NT2 補①
補① Ⅴ-1-1-4-3-23
Ⅴ-1-1-4-3-23 R1E
R1

ρ

＝1000
2

ｇ

：重力加速度（m/s ）＝9.80665Ｑ：容量（m3/s）＝142／3600

Ｈ：揚程（m）＝869

η

：ポンプ効率（%）（設計確認値）＝

10-31000 9.80665

Ｐ＝

142
3600

869
kW

／100

上記から，原子炉隔離時冷却系ポンプの原動機出力は，軸動力

kW を上回る出力とし，541

kW/個とする。
原子炉隔離時冷却系ポンプを重大事故等時において使用する場合の原動機出力は，設計基準
対象施設と同様の使用方法であるため，設計基準対象施設と同設計条件とし，541 kW/個とする。

6.

個数の設定根拠
原子炉隔離時冷却系ポンプ（原動機含む）は，設計基準対象施設として原子炉圧力容器へ注

水し，原子炉水位を維持するために必要な個数である 1 個を設置する。
原子炉隔離時冷却系ポンプ（原動機含む）は，設計基準対象施設として 1 個設置しているものを重大事故等対処設備として使用する。

4

Ｖ-1-1-4-3-24 設定根拠に関する説明書

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-24 R0（原子炉隔離時冷却系 原子炉隔離時冷却系ストレーナ）

名
容

称
量

原子炉隔離時冷却系ストレーナ

m3/h/組最 高 使 用 圧 力

MPa－[0.493]

最 高 使 用 温 度

℃

106

個

－

2

数

【設 定 根 拠】
・重大事故等対処設備
重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（原子炉隔離時冷却系）として使用する原子炉隔離時冷却系ストレーナは，以下の機能を有する。
原子炉隔離時冷却系ストレーナは，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため，発電用原子炉を冷却するために設置する。
NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-24 R1

系統構成は，サプレッション・チェンバを水源として原子炉隔離時冷却系ストレーナで異物等をろ過し，原子炉隔離時冷却系ポンプにより原子炉圧力容器へ注水することにより，炉心の著しい損傷を防止できる設計とする。
重大事故等時に原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備（原子炉隔離時冷却系）として使用する原子炉隔離時冷却系ストレーナは，以下の機能を有する。
原子炉隔離時冷却系ストレーナは，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，溶融し，原子炉格納容器の下部に落下した炉心を冷却するために設置する。
系統構成は，サプレッション・チェンバを水源として原子炉隔離時冷却系ストレーナで異物等をろ過し，原子炉隔離時冷却系ポンプにより原子炉圧力容器へ注水することにより，溶融炉
心を冷却し，ペデスタル（ドライウェル部）への落下を遅延又は防止できる設計とする。
1.

容量の設定根拠
原子炉隔離時冷却系ストレーナを重大事故等時において使用する場合の容量は，重大事故等

時の有効性評価解析（原子炉設置変更許可申請書添付書類十）において確認されている原子炉への注入量がm3/h であることから，それを上回る

公称値については要求される容量と同仕様として

1

m3/h/組以上とする。

m3/h/組とする。

2.

最高使用圧力の設定根拠
原子炉隔離時冷却系ストレーナを重大事故等時において使用する場合の圧力については，その機能及び構造上耐圧機能を必要としないため使用圧力は設定されないが，ここでは重大事故等時におけるサプレッション・チェンバの使用圧力 0.493 MPa を示している。

3.

最高使用温度の設定根拠
原子炉隔離時冷却系ストレーナを重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時におけるサプレッション・プール水温を考慮し，106 ℃とする。

4.

個数の設定根拠
原子炉隔離時冷却系ストレーナは，サプレッション・チェンバ内の異物等をろ過するために

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-24 R1E

必要な個数である 2 個 1 組を重大事故等対処設備として設置する。

2

Ⅴ-1-1-4-3-25 設定根拠に関する説明書

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-3-25 R0（原子炉隔離時冷却系 安全弁及び逃がし弁（常設））名称

E51-F017

吹

出 圧 力

MPa

0.86

個

数

―

1

【設 定 根 拠】（概要）
E51-F017 は，主配管「補給水系配管合流点～原子炉隔離時冷却系ポンプ」に設置する逃がし弁である。
E51-F017 は，設計基準対象施設として，主配管「補給水系配管合流点～原子炉隔離時冷却系ポンプ」の圧力が最高使用圧力になった場合に開動作して最高使用圧力以下に維持するために設置する。
重大事故等時としては，主配管「補給水系配管合流点～原子炉隔離時冷却系ポンプ」の重大事故等時における圧力が設計基準対象施設の最高使用圧力になった場合に開動作して設計基NT2 補② Ⅴ-1-1-4-3-25 R1E

準対象施設の最高使用圧力以下に維持するために設置する。

1.

吹出圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する E51-F017 の吹出圧力は，当該逃がし弁が接続する主配管「補給水系配管合流点～原子炉隔離時冷却系ポンプ」の最高使用圧力に合わせ，0.86 MPaとする。

E51-F017 を重大事故等時において使用する場合の吹出圧力は，重大事故等時における主配管「補給水系配管合流点～原子炉隔離時冷却系ポンプ」の使用圧力と合わせ，0.86 MPa とする。

2.

個数の設定根拠
E51-F017 は，設計基準対象施設として主配管「補給水系配管合流点～原子炉隔離時冷却系ポンプ」の圧力を最高使用圧力以下に維持するために必要な個数である 1 個を設置する。

重大事故等対処設備として使用する E51-F017 は，設計基準対象施設として 1 個設置しているものを重大事故等対処設備として使用する。

1

Ⅴ-1-1-4-3-26 設定根拠に関する説明書

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-26 R0（原子炉隔離時冷却系 主配管（常設））1原子炉隔離時冷却系主蒸気管分岐点
名称～
弁 E51-F063

最 高 使 用 圧 力

MPa

8.62

最 高 使 用 温 度

℃

302

外

mm

267.4

径

【設定根拠】(概要)
本配管は，原子炉隔離時冷却系主蒸気管分岐点から弁 E51-F063 までを接続する配管であり，設計基準対象施設として，原子炉圧力容器で発生した蒸気を原子炉隔離時冷却系タービンに導くために設置する。
重大事故等対処設備としては，原子炉圧力容器で発生した蒸気を原子炉隔離時冷却系タービ
ン及び高圧代替注水系タービンに導くために設置する。

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-26 R1

1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，原子炉圧力容器の最高使用圧力に合わせ，8.62 MPa とする。
本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，重大事故等時における原子炉圧力容器の使用圧力に合わせ，8.62 MPa とする。

2.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，原子炉圧力容器の最高使用温度に合わせ，302 ℃とする。
本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時における原子炉圧力容器の使用温度に合わせ，302 ℃とする。

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，重大事故等時に使用する蒸気使用量を基に設定しており，重大事故等時に使用するタービンの蒸気使用量が設計基準対象施設として使用する場合の蒸気使用量と同等であるため，本配管の外径はメーカー社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計基準対象施設の外径と同仕様で設計し，267.4 mm とする。

1

弁 E51-F063
名称～
弁 E51-F064

最 高 使 用 圧 力

MPa

8.62

最 高 使 用 温 度

℃

302

外

mm

267.4

径

【設定根拠】(概要)
本配管は，弁 E51-F063 から弁 E51-F064 までを接続する配管であり，設計基準対象施設として，
原子炉圧力容器で発生した蒸気を原子炉隔離時冷却系タービンに導くために設置する。
重大事故等対処設備としては，原子炉圧力容器で発生した蒸気を原子炉隔離時冷却系タービン
及び高圧代替注水系タービンに導くために設置する。

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-26 R1

1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，原子炉圧力容器の最高使用圧力に合わせ，8.62 MPa とする。
本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，重大事故等時における原子炉圧力容器の使用圧力に合わせ，8.62 MPa とする。

2.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，原子炉圧力容器の最高使用温度に合わせ，302 ℃とする。
本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時における原子炉圧力容器の使用温度に合わせ，302 ℃とする。

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，重大事故等時に使用する蒸気タービンの蒸気使用量を基に設定しており，重大事故等時に使用する蒸気タービンの蒸気使用量が設計基
準対象施設として使用する場合の蒸気使用量と同等であるため，本配管の外径はメーカー社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計基準対象施設の外径と同仕様で設計し，267.4mm とする。

2

弁 E51-F064
名称～
原子炉隔離時冷却系タービン入口蒸気管分岐点

最 高 使 用 圧 力

MPa

8.62

最 高 使 用 温 度

℃

302

外

mm

114.3，267.4

径【設定根拠】(概要)
本配管は，弁 E51-F064 から原子炉隔離時冷却系タービン入口蒸気管分岐点までを接続する配管であり，設計基準対象施設として，原子炉圧力容器で発生した蒸気を原子炉隔離時冷却系タービンに導くために設置する。
重大事故等対処設備としては，原子炉圧力容器で発生した蒸気を原子炉隔離時冷却系タービ
ン及び高圧代替注水系タービンに導くために設置する。

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-26 R1

1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，原子炉圧力容器の最高使用圧力に合わせ，8.62 MPa とする。
本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，重大事故等時における原子炉圧力容器の使用圧力に合わせ，8.62 MPa とする。

2.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，原子炉圧力容器の最高使用温度に合わせ，302 ℃とする。
本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時における原子炉圧力容器の使用温度に合わせ，302 ℃とする。

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，重大事故等時に使用する蒸気タービ
ンの蒸気使用量を基に設定しており，重大事故等時に使用する蒸気タービンの蒸気使用量が設計基準対象施設として使用する場合の蒸気使用量と同等であるため，本配管の外径はメーカー社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計基準対象施設の外径と同仕様で設計し，114.3 mm，267.4 mm とする。

3

高圧代替注水系との取合部新設配管の外径（呼び径）Ｄ１選定においては，主蒸気系から供給される蒸気は高圧となるため，エロージョン，圧力損失及び経済性を考慮し，先行プラントの高温蒸気配管実績に基づいた標準流速を目安に選定している。

項目
根拠

厚さ

呼び径

流路面積

流量

流速

標準流速

2

3

(mm)

(mm)

(A)

(m )

(m /h)

(m/s)

(m/s)

114.3

8.6

100

0.00741

290.3

10.9

～48

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-26 R1

Ｄ１

外径

4

原子炉隔離時冷却系タービン入口蒸気管分岐点
名称～
弁 E51-F045

最 高 使 用 圧 力

MPa

8.62

最 高 使 用 温 度

℃

302

外

mm

114.3

径

【設定根拠】(概要)
本配管は，原子炉隔離時冷却系タービン入口蒸気管分岐点から弁 E51-F045 までを接続する配管であり，設計基準対象施設及び重大事故等対処設備として原子炉圧力容器で発生した蒸気を原子炉隔離時冷却系タービンに導くために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，原子炉圧力容器の最高使用圧力

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-26 R1に合わせ，8.62 MPa とする。
本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，重大事故等時における原子炉圧力容器の使用圧力に合わせ，8.62 MPa とする。
2.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，原子炉圧力容器の最高使用温度に合わせ，302 ℃とする。
本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時における原子炉圧力容器の使用温度に合わせ，302 ℃とする。

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，重大事故等時に使用する蒸気タービ
ンの蒸気使用量を基に設定しており，重大事故等時に使用する蒸気タービンの蒸気使用量が設計基準対象施設として使用する場合の蒸気使用量と同仕様であるため，本配管の外径はメーカ
ー社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計基準対象施設の外径と同仕様で設計し，114.3 mm とする。

5

弁 E51-F045
名称～
原子炉隔離時冷却系タービン

最 高 使 用 圧 力

MPa

8.62

最 高 使 用 温 度

℃

302

外

mm

89.1，114.3

径【設定根拠】(概要)
本配管は，弁 E51-F045 から原子炉隔離時冷却系タービンまでを接続する配管であり，設計基
準対象施設及び重大事故等対処設備として原子炉圧力容器で発生した蒸気を原子炉隔離時冷却系タービンに導くために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，原子炉圧力容器の最高使用圧力

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-26 R1に合わせ，8.62 MPa とする。
本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，重大事故等時における原子炉圧力容器の使用圧力に合わせ，8.62 MPa とする。
2.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，原子炉圧力容器の最高使用温度に合わせ，302 ℃とする。
本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時における原子炉圧力容器の使用温度に合わせ，302 ℃とする。

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，重大事故等時に使用する蒸気タービ
ンの蒸気使用量を基に設定しており，重大事故等時に使用する蒸気タービンの蒸気使用量が設計基準対象施設として使用する場合の蒸気使用量と同仕様であるため，本配管の外径はメーカ
ー社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計基準対象施設の外径と同仕様で設計し，89.1 mm，114.3 mm とする。

6

原子炉隔離時冷却系タービン
名

称～
原子炉隔離時冷却系タービン排気管合流点

最 高 使 用 圧 力

MPa

1.04

最 高 使 用 温 度

℃

135

外

mm

216.3，355.6

径【設定根拠】(概要)
本配管は，原子炉隔離時冷却系タービンから原子炉隔離時冷却系タービン排気管合流点までを接続する配管であり，設計基準対象施設及び重大事故等対処設備として原子炉隔離時冷却系
タービンの排気蒸気をサプレッション・チェンバに導くために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-26 R1

設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，原子炉隔離時冷却系タービン排気圧高（タービントリップ）設定値 0.1716 MPa を上回る圧力とし，1.04 MPa とする。
本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，設計基準対象施設と同様の使用方法であるため，設計基準対象施設と同仕様で設計し，1.04 MPa とする。
2.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，最高使用圧力の飽和温度以上とし，135 ℃とする。
本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，設計基準対象施設と同様の使用方法であるため，設計基準対象施設と同仕様で設計し，135 ℃とする。

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，重大事故等時に使用する蒸気タービ
ンの蒸気使用量を基に設定しており，重大事故等時に使用する蒸気タービンの蒸気使用量が設計基準対象施設として使用する場合の蒸気使用量と同仕様であるため，本配管の外径はメーカ
ー社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計基準対象施設の外径と同仕様で設計し，216.3 mm，355.6 mm とする。

7

原子炉隔離時冷却系タービン排気管合流点
名称～
弁 E51-F068

最 高 使 用 圧 力

MPa

1.04

最 高 使 用 温 度

℃

135

外

mm

355.6

径

【設定根拠】(概要)
本配管は，原子炉隔離時冷却系タービン排気管合流点から弁 E51-F068 までを接続する配管であり，設計基準対象施設及び重大事故等対処設備として原子炉隔離時冷却系タービン及び高圧
代替注水系タービンの排気蒸気をサプレッション・チェンバに導くために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-26 R1

設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，主配管「原子炉隔離時冷却系タービン～原子炉冷却時冷却系タービン排気管合流点」の最高使用圧力と同じ 1.04 MPa とする。
本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，主配管「原子炉隔離時冷却系タービ
ン～原子炉冷却時冷却系タービン排気管合流点」の使用圧力と同じ 1.04 MPa とする。
2.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，主配管「原子炉隔離時冷却系タービン～原子炉冷却時冷却系タービン排気管合流点」の最高使用温度と同じ 135 ℃とする。
本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時における主配管「原子炉隔離時冷却系タービン～原子炉冷却時冷却系タービン排気管合流点」の使用温度と同じ
135 ℃とする。

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，重大事故等時に使用する蒸気タービ
ンの蒸気使用量を基に設定しており，重大事故等時に使用する蒸気タービンの蒸気使用量が設計基準対象施設として使用する場合の蒸気使用量と同仕様であるため，本配管の外径はメーカ
ー社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計基準対象施設の外径と同仕様で設計し，355.6 mm とする。

高圧代替注水系との取合部新設配管の外径（呼び径）Ｄ２選定においては，自由膨張蒸気となるため，エロージョン，圧力損失及び経済性を考慮し，先行プラントの自由膨張蒸気配管実績に基づいた標準流速を目安に選定している。
8

項目
根拠

厚さ

呼び径

流路面積

流量

流速

標準流速

2

3

(m/s)

(mm)

(mm)

(A)

(m )

(m /h)

(m/s)

355.6

11.1

350

0.08731

915.3

2.9

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-26 R1

Ｄ２

外径

9

音速以下
～474

弁 E51-F068
名称～
サプレッション・チェンバ

最 高 使 用 圧 力

MPa

1.04

最 高 使 用 温 度

℃

135

外

mm

355.6

径

【設定根拠】(概要)
本配管は，弁 E51-F068 からサプレッション・チェンバまでを接続する配管であり，設計基準
対象施設及び重大事故等対処設備として原子炉隔離時冷却系タービン及び高圧代替注水系ター
ビンの排気蒸気をサプレッション・チェンバに導くために設置する。

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-26 R1

1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，主配管「原子炉冷却時冷却系タービン排気管合流点～弁 E51-F068」の最高使用圧力と同じ 1.04 MPa とする。
本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，主配管「原子炉冷却時冷却系タービ
ン排気管合流点～弁 E51-F068」の使用圧力と同じ 1.04 MPa とする。

2.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，主配管「原子炉冷却時冷却系タービン排気管合流点～弁 E51-F068」の最高使用温度と同じ 135 ℃とする。
本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時における主配管「原子炉冷却時冷却系タービン排気管合流点～弁 E51-F068」の使用温度と同じ 135 ℃とする。

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，重大事故等時に使用する蒸気タービ
ンの蒸気使用量を基に設定しており，重大事故等時に使用する蒸気タービンの蒸気使用量が設計基準対象施設として使用する場合の蒸気使用量と同仕様であるため，本配管の外径はメーカ
ー社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計基準対象施設の外径と同仕様で設計し，355.6 mm とする。

10

原子炉隔離時冷却系ストレーナ
名称～
サプレッション・チェンバ

最 高 使 用 圧 力

MPa－[0.310，0.493]

最 高 使 用 温 度℃

104.5，106

外

mm

径

【設定根拠】(概要)
本配管は，原子炉隔離時冷却系ストレーナからサプレッション・チェンバまでを接続する配管であり，設計基準対象施設及び重大事故等対処設備として，サプレッション・チェンバから原子炉隔離時冷却系ポンプへプール水を供給するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-26 R1

本配管は，その機能及び構造上耐圧機能を必要としないため最高使用圧力は設定されないが，
ここではサプレッション・チェンバの最高使用圧力 0.310 MPa を示している。
本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力についても，設定基準対象施設として使用する場合と同様に設定されないが，ここでは重大事故等におけるサプレッション・チェンバの使用圧力 0.493 MPa を示している。
2.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，サプレッション・チェンバの最高使用温度と同じ 104.5 ℃とする。
本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時における原子炉隔離時
冷却系ストレーナの使用温度と同じ 106 ℃とする。

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，重大事故等時に使用する原子炉隔離

時冷却系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する原子炉隔離時冷却系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径はメーカー社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計基準対象施設の外径と同仕様で設計しmm とする。

11サプレッション・チェンバ
名称～
補給水系配管合流点

最 高 使 用 圧 力

MPa

0.86

最 高 使 用 温 度℃

77，106

外

mm

216.3

径

【設定根拠】(概要)
本配管は，サプレッション・チェンバから補給水系配管合流点までを接続する配管であり，設計基準対象施設及び重大事故等対処設備として，サプレッション・チェンバから原子炉隔離
時冷却系ポンプへプール水を供給するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，サプレッション・チェンバの最NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-26 R1

高使用圧力が 0.310 MPa であるため，それを上回る 0.86 MPa とする。
本主配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，当該配管を使用する重大事故等時におけるサプレッション・チェンバの使用圧力が 0.493 MPa であるため，それを上回る 0.70 MPaとする。
2.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，原子炉隔離時冷却系ポンプ使用時のサプレッション・プール水温℃を上回る，77 ℃とする。

本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時における原子炉隔離時
冷却系ストレーナの使用温度と同じ 106 ℃とする。
3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，重大事故等時に使用する原子炉隔離

時冷却系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する原子炉隔離時冷却系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径はメーカー社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計基準対象施設の外径と同仕様で設計し，216.3 mm とする。

12

補給水系配管合流点
名

称～
原子炉隔離時冷却系ポンプ

最 高 使 用 圧 力

MPa

0.86

最 高 使 用 温 度℃

77，106外mm

165.2，216.3

径【設定根拠】(概要)
本配管は，補給水系配管合流点から原子炉隔離時冷却系ポンプまでを接続する配管であり，設計基準対象施設及び重大事故等対処設備として，サプレッション・チェンバから原子炉隔離
時冷却系ポンプへプール水を供給するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-26 R1

設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，サプレッション・チェンバの最
高使用圧力が 0.310 MPa であるため，それを上回る 0.86 MPa とする。
本主配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，当該配管を使用する重大事故等時におけるサプレッション・チェンバの使用圧力が 0.493 MPa であるため，それを上回る 0.70 MPaとする。
2.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，主配管「サプレッション・チェ
ンバ～補給水系配管合流点」の最高使用温度と同じ 77 ℃とする。
本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時における原子炉隔離時
冷却系ストレーナの使用温度と同じ 106 ℃とする。

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，重大事故等時に使用する原子炉隔離
時冷却系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する原子炉隔離時冷却系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径はメーカー社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計基準対象施設の外径と同仕様で設計し，165.2 ㎜，216.3 mm とする。

13

原子炉隔離時冷却系ポンプ
名称～
原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出管合流点

最 高 使 用 圧 力

MPa

10.35

最 高 使 用 温 度℃

77，106

外

mm

165.2

径

【設定根拠】(概要)
本配管は，原子炉隔離時冷却系ポンプから原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出管合流点までを接続する配管であり，設計基準対象施設及び重大事故等対処設備として，原子炉隔離時冷却系ポンプより原子炉圧力容器へプール水を供給するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-26 R1

設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，原子炉隔離時冷却系ポンプの吐出側最高使用圧力が 10.34 MPa であるため，それを上回る 10.35 MPa とする。
本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，重大事故等時における原子炉隔離時
冷却系ポンプの吐出側使用圧力が，10.34 MPa であるため，それを上回る 10.35 MPa とする。
2.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，原子炉隔離冷却系ポンプの最高
使用温度が 60 ℃であるため，それを上回る 77 ℃とする。
本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時における原子炉隔離時
冷却系ポンプの使用温度と同じ 106 ℃とする。

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，重大事故等時に使用する原子炉隔離
時冷却系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する原子炉隔離時冷却系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径はメーカー社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計基準対象施設の外径と同仕様で設計し，165.2 mm とする。

14

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

最 高 使 用 圧 力

MPa10.35，10.70，8.62

最 高 使 用 温 度℃

77，120，302

外

mm

165.2

径

【設定根拠】(概要)
本配管は，原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出管合流点から残留熱除去系原子炉注水管合流点までを接続する配管であり，設計基準対象施設として，原子炉隔離時冷却系ポンプより原子炉圧
力容器へプール水を供給するために設置する。
重大事故等対処設備としては，原子炉隔離時冷却系ポンプ及び常設高圧代替注水系ポンプに

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-26 R1

より原子炉圧力容器へプール水を供給するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
10.35 MPa，10.70 MPa
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，原子炉隔離時冷却系ポンプの吐出側最高使用圧力が 10.34 MPa であるため，それを上回る 10.35 MPa とする。
本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，重大事故等時における常設高圧代替
注水系ポンプの吐出側使用圧力と同じ 10.70 MPa とする。
8.62 MPa
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，原子炉隔離時冷却系ポンプの吐出圧力から配管圧損等を考慮し，原子炉圧力容器の最高使用圧力と同じ 8.62 MPa とする。
本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，重大事故等時における原子炉圧力容器の使用圧力に合わせ，8.62 MPa とする。

15

2.

最高使用温度の設定根拠
77 ℃，120 ℃
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，原子炉隔離冷却系ポンプの最高
使用温度が 60 ℃であるため，それを上回る 77 ℃とする。
本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時における常設高圧代替
注水系ポンプの使用温度と同じ 120 ℃とする。
302 ℃
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，原子炉圧力容器の最高使用温度と同じ 302 ℃とする。
本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時における原子炉圧力容NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-26 R1器の使用温度と同じ 302 ℃とする。
3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，使用するポンプの中で容量が最大となる重大事故等時に使用する原子炉隔離時冷却系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する原子炉隔離時冷却系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径はメーカー社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した
設計基準対象施設の外径と同仕様で設計し，165.2 mm とする。
高圧代替注水系との取合部新設配管の外径（呼び径）Ｄ３選定においては，常設高圧代替注水
系ポンプから供給される水は高圧であるため，エロージョン，圧力損失及び経済性を考慮し，先行プラントの高圧水配管実績に基づいた標準流速を目安に選定している。
項目

根拠
Ｄ３

外径

厚さ

呼び径

流路面積

流量

流速

標準流速

2

3

(mm)

(mm)

(A)

(m )

(m /h)

(m/s)

(m/s)

165.2

14.3

150

0.01466

136

2.6

～7.3

16

残留熱除去系原子炉注水管合流点
名称～
弁 E51-F065

最 高 使 用 圧 力

MPa

8.62

最 高 使 用 温 度

℃

302

外

mm

165.2

径

【設定根拠】(概要)
本配管は，残留熱除去系原子炉注水管合流点から弁 E51-F065 までを接続する配管であり，設計基準対象施設として，原子炉隔離時冷却系ポンプより原子炉圧力容器へプール水を供給するために設置する。
重大事故等対処設備としては，原子炉隔離時冷却系ポンプ及び常設高圧代替注水系ポンプに

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-26 R1

より原子炉圧力容器へプール水を供給するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，原子炉隔離時冷却系ポンプの吐出圧力から配管圧損等を考慮し，原子炉圧力容器の最高使用圧力と同じ 8.62 MPa とする。
本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，重大事故等時における原子炉圧力容器の使用圧力に合わせ，8.62 MPa とする。

2.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，原子炉圧力容器の最高使用温度と同じ 302 ℃とする。
本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時における原子炉圧力容器の使用温度と同じ 302 ℃とする。

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，使用するポンプの中で容量が最大となる重大事故等時に使用する原子炉隔離時冷却系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する原子炉隔離時冷却系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径はメーカー社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計基準対象施設の外径と同仕様で設計し，165.2 mm とする。

17

弁 E51-F065
名称～
弁 E51-F066

最 高 使 用 圧 力

MPa

8.62

最 高 使 用 温 度

℃

302

外

mm

165.2

径

【設定根拠】(概要)
本配管は，弁 E51-F065 から弁 E51-F066 までを接続する配管であり，設計基準対象施設として，原子炉隔離時冷却系ポンプより原子炉圧力容器へプール水を供給するために設置する。
重大事故等対処設備としては，原子炉隔離時冷却系ポンプ及び常設高圧代替注水系ポンプにより原子炉圧力容器へプール水を供給するために設置する。

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-26 R1

1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，原子炉隔離時冷却系ポンプの吐出圧力から配管圧損等を考慮し，原子炉圧力容器の最高使用圧力と同じ 8.62 MPa とする。
本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，重大事故等時における原子炉圧力容器の使用圧力に合わせ，8.62 MPa とする。

2.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，原子炉圧力容器の最高使用温度と同じ 302 ℃とする。
本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時における原子炉圧力容器の使用温度と同じ 302 ℃とする。

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，使用するポンプの中で容量が最大となる重大事故等時に使用する原子炉隔離時冷却系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する原子炉隔離時冷却系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径はメーカー社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計基準対象施設の外径と同仕様で設計し，165.2 mm とする。

18

弁 E51-F066
名称～
原子炉圧力容器

最 高 使 用 圧 力

MPa

8.62

最 高 使 用 温 度

℃

302

外

mm

165.2

径

【設定根拠】(概要)
本配管は，弁 E51-F066 から原子炉圧力容器までを接続する配管であり，設計基準対象施設として，原子炉隔離時冷却系ポンプより原子炉圧力容器へプール水を供給するために設置する。
重大事故等対処設備としては，原子炉隔離時冷却系ポンプ及び常設高圧代替注水系ポンプにより原子炉圧力容器へプール水を供給するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-26 R1E

設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用圧力は，原子炉隔離時冷却系ポンプの吐出圧力から配管圧損等を考慮し，原子炉圧力容器の最高使用圧力と同じ 8.62 MPa とする。
本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，重大事故等時における原子炉圧力容器の使用圧力に合わせ，8.62 MPa とする。
2.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する本配管の最高使用温度は，原子炉圧力容器の最高使用温度と同じ 302 ℃とする。
本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時における原子炉圧力容器の使用温度と同じ 302 ℃とする。

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，使用するポンプの中で容量が最大となる重大事故等時に使用する原子炉隔離時冷却系ポンプの容量を基に設定しており，重大事故等時に使用する原子炉隔離時冷却系ポンプの容量が設計基準対象施設として使用する場合の容量と同仕様であるため，本配管の外径はメーカー社内基準に基づき定めた標準流速を考慮し選定した設計基準対象施設の外径と同仕様で設計し，165.2 mm とする。

19

Ⅴ-1-1-4-3-47 設定根拠に関する説明書

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-3-47 R0（原子炉隔離時冷却系 主要弁（常設））

1

名

称

E51-F064

最高使用圧力MPa

8.62

最高使用温度

℃

302

個

－

1

数

【設 定 根 拠】（概要）
E51-F064 は，主配管「格納容器内側隔離弁から外側隔離弁」上の原子炉格納容器外に設置される通常開の原子炉冷却材圧力バウンダリの隔離弁であり，設計基準対象施設として原子炉圧力容
器内の蒸気を原子炉隔離時冷却系ポンプ駆動用蒸気タービンに供給するための流路として使用する。
1.

最高使用圧力の設定根拠

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-3-47 R0E

設計基準対象施設として使用する E51-F064 の最高使用圧力は，接続される主配管「弁E51-F063～弁 E51-F064」の最高使用圧力と同じ 8.62MPa とする。
2.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する E51-F064 の最高使用温度は，接続される主配管「弁E51-F063～弁 E51-F064」の最高使用温度と同じ 302℃とする。

3.

個数の設定根拠
設計基準対象施設として使用する E51-F064 は，原子炉冷却材圧力バウンダリを形成する隔離弁として 1 個設置する。

1

工事計画認可申請

第 4-4-1-2 図

東海第二発電所
名称

原子炉冷却系統施設
非常用炉心冷却設備
その他原子炉注水設備に係る機器の配置を明示した図面（2／3）
日本原子力発電株式会社
8124

工事計画認可申請

第 4-4-3-2-1 図

東海第二発電所
名称

原子炉冷却系統施設のうち
非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（原子炉隔離時冷却系）の系統図（1／4）（設計基準対象施設）

日本原子力発電株式会社
8206

工事計画認可申請

第 4-4-3-2-2 図

東海第二発電所
名称

原子炉冷却系統施設のうち
非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（原子炉隔離時冷却系）の系統図（2／4）（重大事故等対処設備）

日本原子力発電株式会社
8206

工事計画認可申請

第 4-4-3-2-3 図

東海第二発電所
名称

原子炉冷却系統施設のうち
非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（原子炉隔離時冷却系）の系統図（3／4）（設計基準対象施設）

日本原子力発電株式会社
8206

工事計画認可申請

第 4-4-3-2-4 図

東海第二発電所
名称

原子炉冷却系統施設のうち
非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（原子炉隔離時冷却系）の系統図（4／4）（重大事故等対処設備）

日本原子力発電株式会社
8205

第 4-4-3-3 図

原子炉冷却系統施設
非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（原子炉隔離時冷却系）の構造図
E51-F017

8206

第 4-4-3-3 図 原子炉冷却系統施設 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（原子炉隔離時冷却系）の構造図 E51-F017 別紙
工事計画記載の公称値の許容範囲
主要寸法
(mm)

根

のど部の径

ＪＩＳによる製造公差

弁座口の径

ＪＩＳによる製造公差

注：主要寸法は，工事計画記載の公称値

NT2 補① 公差表 R0E

許容範囲

拠

工事計画認可申請 第 4-4-3-4
東海第二発電所

図

名
称

原子炉冷却系統施設
非常用炉心冷却設備その他原子炉
注水設備（原子炉隔離時冷却系）の構造図
原子炉隔離時冷却系ストレーナ

日本原子力発電株式会社

第 4-4-3-4 図 原子炉冷却系統施設 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（原子炉隔離時冷却系）の構造図 原子炉隔離時冷却系ストレーナ 別紙
工事計画記載の公称値の許容範囲
主要寸法
(mm)
外径
長さ

NT2 補① 公差表 R0E

注：主要寸法は，工事計画記載の公称値

許容範囲

根

拠

製造能力，製造実績を考慮したメーカ
基準製造能力，製造実績を考慮したメーカ
基準工事計画認可申請

第 4-5-1-1-1 図

東海第二発電所
名称

原子炉冷却系統施設のうち原子炉冷却材補給設備に係る主配管の配置を明示した図面（原子炉隔離時冷却系）（1／6）
日本原子力発電株式会社
8207

第 4-5-1-1-1 図

原子炉冷却系統施設のうち原子炉冷却材補給設備に係る主配管の配置を明示した図面（原子炉隔離時冷却系） 別紙
工事計画記載の公称値の許容範囲

弁 E51-F064～原子炉隔離時冷却系タービン入口蒸気管分岐点
主要寸法

許容範囲

(mm)
外径

114.3

厚さ

8.6

±1.6 mm＋規定しない－12.5 ％

NT2 補① 公差表 R0E

注：主要寸法は，工事計画記載の公称値

管継手
根

ＪＩＳによる製造公差
ＪＩＳによる製造公差

拠

工事計画認可申請

第 4-5-1-1-2 図

東海第二発電所
名称

原子炉冷却系統施設のうち原子炉冷却材補給設備に係る主配管の配置を明示した図面（原子炉隔離時冷却系）（2／6）
日本原子力発電株式会社
8207

第 4-5-1-1-2 図

原子炉冷却系統施設のうち原子炉冷却材補給設備に係る主配管の配置を明示した図面（原子炉隔離時冷却系） 別紙
工事計画記載の公称値の許容範囲

原子炉隔離時冷却系タービン排気管合流点～弁 E51-F068
主要寸法

許容範囲

(mm)
外径

355.6

厚さ

11.1

＋4.0 mm－3.2 mm＋規定しない－12.5 ％

NT2 補① 公差表 R0E

注：主要寸法は，工事計画記載の公称値

管継手
根

ＪＩＳによる製造公差
ＪＩＳによる製造公差

拠

工事計画認可申請

第 4-5-1-1-3 図

東海第二発電所
名称

原子炉冷却系統施設のうち原子炉冷却材補給設備に係る主配管の配置を明示した図面（原子炉隔離時冷却系）（3／6）
日本原子力発電株式会社
8207

工事計画認可申請

第 4-5-1-1-4 図

東海第二発電所
名称

原子炉冷却系統施設のうち原子炉冷却材補給設備に係る主配管の配置を明示した図面（原子炉隔離時冷却系）（4／6）
日本原子力発電株式会社
8207

第 4-5-1-1-4 図

原子炉冷却系統施設のうち原子炉冷却材補給設備に係る主配管の配置を明示した図面（原子炉隔離時冷却系） 別紙
工事計画記載の公称値の許容範囲

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
主要寸法

許容範囲

(mm)
外径

165.2

厚さ

14.3

＋2.4 mm－1.6 mm＋規定しない－12.5 ％

NT2 補① 公差表 R0E

注：主要寸法は，工事計画記載の公称値

根
ＪＩＳによる製造公差
ＪＩＳによる製造公差

管継手
拠工事計画認可申請

第 4-5-1-1-5 図

東海第二発電所
名称

原子炉冷却系統施設のうち原子炉冷却材補給設備に係る主配管の配置を明示した図面（原子炉隔離時冷却系）（5／6）
日本原子力発電株式会社
8207

工事計画認可申請

第 4-5-1-1-6 図

東海第二発電所
名称

原子炉冷却系統施設のうち原子炉冷却材補給設備に係る主配管の配置を明示した図面（原子炉隔離時冷却系）（6／6）
日本原子力発電株式会社
8207

工事計画認可申請

第 4-5-1-2 図

東海第二発電所
名称

原子炉冷却系統施設のうち原子炉冷却材補給設備（原子炉隔離時冷却系）の系統図（設計基準対象施設）

日本原子力発電株式会社
8205

第4-5-1-3図
原子炉冷却系統施設 原子炉冷却材補給設備(原子炉隔離時冷却系)の構造図 E51-F064