東海第二発電所 審査資料
資料番号
SA 設-C-2 改 12
提出年月日
平成 29 年 7 月 18 日

東海第二発電所

重大事故等対処設備について（補足説明資料）

平成 29 年 7 月
日本原子力発電株式会社
本資料のうち，は商業機密又は核物質防護上の観点から公開できません。

下線部：今回提出資料
目次39 条39-1 重大事故等対処設備の分類
39-2 設計用地震力39-3 重大事故等対処施設の基本構造等に基づく既往の耐震評価手法の適用性と評価方針について
39-4 重大事故等対処施設の耐震設計における重大事故と地震の組合せについて
添付資料−１ 重大事故等対処施設の網羅的な整理について

41 条
41-1 重大事故等対処施設における火災防護に係る基準規則等への適合性について
41-2 火災による損傷の防止を行う重大事故等対処施設の分類について
41-3 火災による損傷の防止と行う重大事故等対処施設に係る火災区域・火災区画の設定について
41-4 重大事故等対処施設が設置される火災区域・火災区画の火災感知設備について
41-5 重大事故等対処施設が設置される火災区域・火災区画の消火設備について
41-6 重大事故等対処施設が設置される火災区域・火災区画の火災防護対策について

目-1

共通
共-1 重大事故等対処設備の設備分類及び選定について
共-2 類型化区分及び適合内容
共-3 重大事故等対処設備の環境条件について
共-4 可搬型重大事故等対処設備の必要数，予備数及び保有数について
共-5 可搬型重大事故等対処設備の接続口の兼用状況について
共-6 重大事故等対処設備の外部事象に対する防護方針について
共-7 重大事故等対処設備の内部火災に対する防護方針について
共-8 重大事故等対処設備の内部溢水に対する防護方針について

44 条
44-1 SA 設備基準適合性 一覧表
44-2 単線結線図
44-3 配置図
44-4 系統図
44-5 試験及び検査
44-6 容量設定根拠
44-7 その他設備
44-8 ＡＴＷＳ緩和設備について
44-9 ＡＴＷＳ緩和設備に関する健全性について

45 条
45-1 SA 設備基準適合性 一覧表
45-2 単線結線図
45-3 配置図目-2

45-4 系統図
45-5 試験及び検査
45-6 容量設定根拠45-7 その他の原子炉冷却時圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備について
45-8 原子炉隔離時冷却系蒸気加減弁（HO 弁）に関する説明書

46 条
46-1 SA 設備基準適合性 一覧表
46-2 単線結線図
46-3 配置図
46-4 系統図
46-5 試験及び検査
46-6 容量設定根拠46-7 接続図
46-8 保管場所図46-9 アクセスルート図
46-10 その他設備
46-11 過渡時自動減圧機能について
46-12 過渡時自動減圧機能に関する健全性について

47 条
47-1 SA 設備基準適合性 一覧表
47-2 単線結線図
47-3 配置図目-3

47-4 系統図
47-5 試験及び検査
47-6 容量設定根拠
47-7 接続図
47-8 保管場所図47-9 アクセスルート図
47-10 その他設備
47-11 その他

48 条
48-1 SA 設備基準適合性 一覧表
48-2 単線結線図
48-3 計測制御系統図
48-4 配置図
48-5 系統図
48-6 試験及び検査
48-7 容量設定根拠
48-8 その他の最終ヒートシンクへ熱を輸送する設備について

49 条
49-1

SA 設備基準適合性 一覧表

49-2

単線結線図

49-3

配置図

49-4

系統図

49-5

試験及び検査目-4

49-6

容量設定根拠

49-7

接続図

49-8

保管場所図

49-9

アクセスルート図49-10 その他設備
49-11 その他

50 条
50-1 SA 設備基準適合性 一覧表
50-2 単線結線図
50-3 計装設備系統図
50-4 配置図50-5 系統図
50-6 試験及び検査
50-7 容量設定根拠50-8 接続図
50-9 保管場所図50-10 アクセスルート図
50-11 その他設備

51 条
51-1

SA 設備基準適合性 一覧表

51-2

単線結線図

51-3

配置図

51-4

系統図
目-5

51-5

試験及び検査51-6

容量設定根拠51-7接続図

51-8

保管場所図

51-9

アクセスルート図

51-10 ペデスタル（ドライウェル部）底部の構造変更について
51-11 その他設備

52 条
52-1 SA 設備基準適合性 一覧表
52-2 単線結線図
52-3 配置図
52-4 系統図
52-5 試験及び検査
52-6 容量設定根拠52-7 計装設備の測定原理
52-8 水素及び酸素発生時の対応について

53 条
53-1 SA 設備基準適合性 一覧表
53-2 単線結線図
53-3 配置図53-4 系統図
53-5 試験及び検査
53-6 容量設定根拠
目-6

53-7 その他設備

54 条
54-1

SA 設備基準適合性 一覧表

54-2

単線結線図

54-3

配置図

54-4

系統図

54-5

試験及び検査54-6

容量設定根拠

54-7

接続図

54-8

保管場所図

54-9

アクセスルート図54-10 その他の燃料プール代替注水設備について
54-11 使用済燃料プール監視設備
54-12 使用済燃料プールサイフォンブレーカの健全性について
54-13 使用済燃料プール水沸騰・喪失時の未臨界性評価

55 条
55-1 SA 設備基準適合性 一覧表
55-2 配置図55-3 系統図
55-4 試験及び検査
55-5 容量設定根拠55-6 接続図55-7 保管場所図目-7

55-8 アクセスルート図
55-9 その他設備

56 条
56-1 SA 設備基準適合性 一覧表56-2 配置図56-3 系統図
56-4 試験及び検査
56-5 容量設定根拠56-6 接続図56-7 保管場所図56-8 アクセスルート図
56-9 その他設備

57 条
57-1 SA設備基準適合性一覧表
57-2 配置図
57-3 系統図
57-4 試験及び検査
57-5 容量設定根拠57-6 アクセスルート図
57-7 設計基準事故対処設備と重大事故等対処設備のバウンダリ系統図
57-8 可搬型代替低圧電源車接続に関する説明書
57-9 代替電源設備について
57-10 全交流動力電源喪失対策設備について
目-8

58 条
58-1

SA 設備基準適合性 一覧表

58-2単線結線図

58-3配置図

58-4系統図58-5試験及び検査

58-6

容量設定根拠58-7

主要パラメータの代替パラメータによる推定方法について

58-8

可搬型計測器について

58-9

主要パラメータの耐環境性について

58-10 パラメータの抽出について

59 条
59-1 SA 設備基準適合性一覧
59-2 単線結線図
59-3 配置図
59-4 系統図
59-5 試験及び検査性59-6 容量設定根拠59-7 保管場所図59-8 アクセスルート図
59-9 原子炉制御室について（被ばく評価除く）
59-10 原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価について

目-9

60 条
60-1 SA 設備基準適合性一覧表
60-2 単線結線図
60-3 配置図60-4 試験及び検査
60-5 容量設定根拠60-6 保管場所図60-7 アクセスルート図60-8 監視測定設備について

61 条
61-1 SA 設備基準適合性 一覧表
61-2 単線結線図
61-3 配置図
61-4 系統図
61-5 試験及び検査性61-6 容量設定根拠
61-7 保管場所図61-8 アクセスルート図
61-9 緊急時対策所について（被ばく評価除く）
61-10 緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価について

62 条
62-1 SA 設備基準適合性 一覧表62-2 単線結線図
目-10

62-3 配置図
62-4 系統図
62-5 試験及び検査
62-6 容量設定根拠
62-7 アクセスルート図
62-8 設備操作及び切替に関する説明書

目-11

48-1

SA設備基準適合性一覧表

48-1-1

東海第二発電所

SA 設備基準適合性一覧表（常設）
類型化区分

環境温度・湿度・圧力/
屋外の天候/放射線その他の建屋内

Ｃ

荷重(有効に機能を発揮する)

−

海水

海水を通水

Ⅰ

他設備からの影響(周辺機器等からの悪影響により機能を失うおそれがな
い)−

電磁波による影響（電磁波により機能が損なわれない）

−

号

1

環境条件における 健全性

緊急用海水ポンプ第第48条:最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

関連資料第操作性号

248-4 配置図
中央制御室操作(操作スイッチ操作)
現場操作(操作スイッチ操作)
現場操作(弁操作)

Ａ,Ｂｄ,Ｂｆ

第第関連資料

第項

条

43 1号

348-4 配置図

試験・検査
(検査性，系統構成・外部入力)

ポンプ，弁，配管

関連資料

Ａ,Ｂ,Ｆ

48-6 試験及び検査

第切り替え性(本来の用途として使用)

対象外

号

4号

悪影響防止

第5関連資料−系統設計

通常時は隔離又は分離Ａｂ

その他(飛散物)（考慮対象なし）

対象外

関連資料

48-5 系統図

第設置場所

中央制御室操作

Ｂ号

6関連資料

第常設SAの容量

48-4 配置図
DB施設の系統及び機器の容量が十分Ｂ号

1関連資料

48-6 容量設定根拠

第共用の禁止(共用しない設備)

対象外

第号

2関連資料

第号

3

共通要因故障防止項

2−

環境条件，自然現象，外部人為事象，溢水，火災防止設備―対象(代替対象ＤＢ設備有り)―屋内

Ａａ

サポート系故障対象(サポート系有り)―異なる駆動源又は冷却源

Ｃａ

関連資料

本文

48-1-2

東海第二発電所

SA 設備基準適合性

第48条:最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

号

環境条件における 健全性

第1耐圧強化ベント系

類型化区分

環境温度・湿度・圧力/屋外の天候/放射線

原子炉建屋原子炉棟内

Ｂ

荷重(有効に機能を発揮する)−

海水(海水を通水しない)

対象外

他設備からの影響(周辺機器等からの悪影響により機能を失うおそれがな
い)−

電磁波による影響（電磁波により機能が損なわれない）

−

関連資料

第操作性

号

2

第48-4 配置図
中央制御室操作(操作スイッチ操作)
現場操作(操作スイッチ操作)
現場操作(弁操作)

関連資料

第項

1号

3

一覧表（常設）48-4 配置図

試験・検査(検査性，系統構成・外部入力)
関連資料

Ａ,Ｂｄ,
Ｂｆ

弁，配管Ｂ,Ｆ

48-6 試験及び検査（主要設備でない設備について記載）第第切り替え性

当該系統の使用にあたり系統の切替操作が必要

Ｂａ号

4条

43

関連資料

号

悪影響防止

第548-5 系統図

系統設計

弁等の操作で系統構成

Ａa

その他(飛散物)(考慮対象なし)

対象外

関連資料

48-5 系統図

第設置場所

現場操作（設置場所）
中央制御室操作関連資料

48-4 配置図号

6Ａａ,Ｂ

第常設SAの容量

重大事故等への対処を本来の目的として設置するもの

Ａ号

1

関連資料

48-7 容量設定根拠

第共用の禁止（共用しない設備）

対象外

第号

2

関連資料

第号

3

共通要因故障防止項

2−

環境条件，自然現象，外部人為事象，溢水，火災防止設備―対象(代替対象ＤＢ設備有り)―屋内

Ａa

サポート系故障対象(サポート系有り)―異なる駆動源又は冷却源

Ｃａ48-4 配置図
48-5 系統図

関連資料

48-1-3

東海第二発電所
第48条:最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

号

環境条件における 健全性第1SA 設備基準適合性一覧表（常設）残留熱除去系海水系ポンプ（設計基準拡張）

類型化区分

環境温度・湿度・圧力/屋外の天候/放射線

屋外

Ｄ

荷重

(有効に機能を発揮する)―

海水

海水を通水又は海で使用

Ⅰ

他設備からの影響(周辺機器等からの悪影響により機能を失うおそれがない)―

電磁波による影響（電磁波により機能が損なわれない）

―

関連資料

48-4 配置図

第操作性

中央制御室操作

Ａ号

2

試験・検査
(検査性，系統構成・外部入力)

項

1

第第関連資料号

348-4 配置図
ポンプ関連資料

Ａ

48-6 試験及び検査

第第切り替え性

当該系統の使用にあたり系統の切替操作が不要

Ｂｂ号

4関連資料

条43号

悪影響防止

第5−

系統設計

ＤＢ施設と同じ系統構成

Ａｄ

その他(飛散物)(考慮対象なし)

対象外

関連資料

48-5 系統図

第設置場所

中央制御室操作

関連資料

−

Ｂ号

6

第常設SAの容量

設計基準対象施設の系統及び機器の容量等が十分

Ｂ号

1

関連資料

−

第共用の禁止（共用しない設備）

対象外

第号

2関連資料

第号

3

共通要因故障防止項

2−

環境条件，自然現象，外部人為事象，溢水，火災防止設備―対象外（代替対象ＤＢ設備なし）

対象外

サポート系故障対象(サポート系有り)―異なる駆動源又は冷却源

Ｃａ

関連資料

−

48-1-4

48-2

電源構成図

48-2-1

第 48-2-1 図

電源構成図（交流電源）（1／3）

48-2-2

第 48-2-1 図

電源構成図（交流電源）（2／3）

48-2-3

第 48-2-2 図

電源構成図（直流電源）（3／3）

48-2-4

48-3

計測制御系統図48-3-1

：主要設備
：主要設備

排気筒

：付属設備
：附属設備

換気空調系へAO⑦

放射線モニタ

AO

⑧

水素濃度計
H2E

格納容器

⑤⑥MO

MORE

※2

耐圧強化
ベント系
AO

AO

AO

⑨⑩

原子炉建屋
ガス処理系へ⑪AO※2⑫③AO④MO②MO

原子炉圧力容器MO

遠隔 人 力操作 機 構MO

ドライウェル

非常用ガス
処理系フィルタ装置①MO
サプレッション・プール※1
窒素ガスボンベ

遠隔人力操作機構

※1

AO

格納容器
圧力逃がし装置

原子炉建屋附属棟

原子炉建屋原子炉棟

機器名称

機器名称

①

一次隔離弁(サプレッション・チェンバ側)⑦

換気空調系一次隔離弁②

一次隔離弁(ドライウェル側)⑧

換気空調系二次隔離弁③二次隔離弁

⑨

原子炉建屋ガス処理系一次隔離弁④二次隔離弁バイパス弁⑩

原子炉建屋ガス処理系二次隔離弁⑤

耐圧強化ベント系一次隔離弁⑪

非常用ガス処理系フィルタ装置出口隔離弁Ａ⑥

耐圧強化ベント系二次隔離弁⑫

非常用ガス処理系フィルタ装置出口隔離弁Ｂ

第 48-3-1 図

耐圧強化ベント系

計測制御系統図第 48-3-1 表

耐圧強化ベント系の計測設備主要仕様

監視パラメータ

計測範囲

個数

耐圧強化ベント系放射線モニタ＊

10 −３ 〜10４ mSv／h

1＊上図赤丸で示す。
48-3-2

48-4

配置図48-4-1

48-4-2
第 48-4-1 図

緊急用海水系に関わる機器の配置を明示した図面（原子炉建屋地下 1 階）

48-4-3
第 48-4-2 図

耐圧強化ベント系に関わる機器の配置を明示した図面（原子炉建屋 1 階）

48-4-4
第 48-4-3 図

耐圧強化ベント系に関わる機器の配置を明示した図面（原子炉建屋 4 階）

48-4-5
第 48-4-4 図

耐圧強化ベント系に関わる機器の配置を明示した図面（原子炉建屋 5 階）

48-5

系統図

48-5-1

原子炉建屋原子炉棟

代替残留熱除去系海水系(B)
東側接続口

屋外

残留熱除去系
海水ポンプＢ系

RHR(B)ポンプ室空調
RHR(C)ポンプ室空調
RHR(B)ポンプメカクーラー
RHR(C)ポンプメカクーラー
格納容器内ガス監視系(B)

代替燃料プール冷却系
東側接続口

MO
残留熱除去系
熱交換器(B)

⑨④

⑦

地下格納槽

MO

MO

代替燃料プール
冷却系熱交換器①
緊急用海水ポンプＡ

ストレーナ

⑧③

MO

MO
MO

⑤MO

MO

⑥MO

⑪②
緊急用海水ポンプＢ

MO
残留熱除去系
熱交換器(A)⑩

代替燃料プール冷却系
西側接続口
MO

RHR(A)ポンプ室空調
LPCSポンプ室空調
RCICポンプ室空調
RHR(A)ポンプメカクーラー
LPCSポンプメカクーラー
格納容器内ガス監視系(A)海へ
代替残留熱除去系海水系(A)西側接続口

残留熱除去系
海水ポンプＡ系
代替残留熱除去系海水系(A)東側接続口

機器名称

機器名称

①

緊急用海水ポンプ(Ａ)⑦

緊急用海水系代替ＦＰＣ系隔離弁②

緊急用海水ポンプ(Ｂ)⑧緊急用海水系代替ＦＰＣ系出口弁（Ａ）系③

緊急用海水系RHR（Ａ）系熱交換器隔離弁⑨

緊急用海水系代替ＦＰＣ系出口弁（Ｂ）系④

緊急用海水系RHR（Ｂ）系熱交換器隔離弁⑩

残留熱除去系−緊急用海水系系統分離弁（Ａ）系⑤

緊急用海水系RHR（Ａ）系補機隔離弁⑪

残留熱除去系−緊急用海水系系統分離弁（Ｂ）系⑥

緊急用海水系RHR（Ｂ）系補機隔離弁

第 48-5-1 図

緊急用海水系

系統概要図（残留熱除去系海水系Ａ系供給時）

48-5-2

第 48-5-2 図

緊急用海水系配置図

48-5-3

：主要設備
：附属設備
排気筒
：動作弁

水素濃度計
H2E

換気空調系へ
AO

放射線モニタ

AO

RE
MO

格納容器

※2

耐圧強化
ベント系

※2

AO

原子炉建屋
ガス処理系へ※1

窒素ガスボンベ

AO

MO
サプレッション・プ−ルMOMO

ドライウェル

AO

MO

AO

MO

原子炉圧力容器

48-5-4AO

遠隔人力操作機構

MO

非常用ガス処理系フィルタ装置

遠隔人力操作機構

※1

AO

格納容器
圧力逃がし装置

原子炉建屋附属棟

原子炉建屋原子炉棟

第 48-5-3 図

耐圧強化ベント系

概略系統図

48-6

試験及び検査48-6-1

【耐圧強化ベント系】

第48-6-1表
原子炉の状態

耐圧強化ベント系の試験及び検査

項目
分解検査

停止中

内容
弁部品の分解検査（非破壊検査を含む）
又は取替機能・性能検査

系統漏えい確認，外観の確認

弁動作確認

弁開閉動作の確認（遠隔人力操作機構）

弁，エクステンションロッド及び減速機機能・性能検査等の動作状況確認

48-6-2

配管よりフランジを切り離すことにより，弁の分解点検が可能
第 48-6-1 図

第 48-5-3 図に示す動作弁の電動弁を示す。

電動駆動弁外形図

操作ハンドル

減速機

電動駆動弁

第 48-6-2 図

遠隔人力操作機構外形図

48-6-3

【緊急用海水系】

原子炉建屋原子炉棟

代替残留熱除去系海水系(B)
東側接続口屋外

残留熱除去系
海水ポンプＢ系

RHR(B)ポンプ室空調
RHR(C)ポンプ室空調
RHR(B)ポンプメカクーラー
RHR(C)ポンプメカクーラー
格納容器内ガス監視系(B)

代替燃料プール冷却系
東側接続口

MO
残留熱除去系
熱交換器(B)

⑨④

⑦

地下格納槽

MO

MO

代替燃料プール
冷却系熱交換器①
緊急用海水ポンプＡ

ストレーナ

⑧③

MO

MO
MO

⑤MO

MO

⑥MO

⑪②
緊急用海水ポンプＢ

MO
残留熱除去系
熱交換器(A)⑩

代替燃料プール冷却系
西側接続口
MO

RHR(A)ポンプ室空調
LPCSポンプ室空調
RCICポンプ室空調
RHR(A)ポンプメカクーラー
LPCSポンプメカクーラー
格納容器内ガス監視系(A)海へ
代替残留熱除去系海水系(A)西側接続口

残留熱除去系
海水ポンプＡ系
代替残留熱除去系海水系(A)東側接続口

機器名称

機器名称

①

緊急用海水ポンプ(Ａ)⑦

緊急用海水系代替ＦＰＣ系隔離弁②

緊急用海水ポンプ(Ｂ)⑧緊急用海水系代替ＦＰＣ系出口弁（Ａ）系③

緊急用海水系RHR（Ａ）系熱交換器隔離弁⑨

緊急用海水系代替ＦＰＣ系出口弁（Ｂ）系④

緊急用海水系RHR（Ｂ）系熱交換器隔離弁⑩

残留熱除去系−緊急用海水系系統分離弁（Ａ）系⑤

緊急用海水系RHR（Ａ）系補機隔離弁⑪

残留熱除去系−緊急用海水系系統分離弁（Ｂ）系⑥

緊急用海水系RHR（Ｂ）系補機隔離弁

第 48-6-3 図

緊急用海水系運転性能検査系統図（残留熱除去系海水系Ａ系供給時）

48-6-4

48-7

容量設定根拠48-7-1

名称

緊急用海水ポンプ

容量m3／h／台

834（注1），（約844（注2））

全揚程m120（注1），（約130（注2））

最高使用圧力MPa[gage]

2.45

最高使用温度℃38

電動機出力kW／台510

機器仕様に関する注記

注1：要求値を示す
注2：公称値を示す【設定根拠】
緊急用海水ポンプは重大事故等時に以下の機能を有する。

緊急用海水系は，設計基準事故対処設備が有する最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合においても，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損（炉心の著しい損傷が発生する前に生ずるものに限る。）を防止するため最終ヒートシンクへ熱を輸送する設備である。
緊急用海水系は，津波等の影響により故障することのないよう地下格納槽に設置した常設のポンプ等で構成する。
系統構成は，緊急用海水ポンプより既設の残留熱除去系海水系配管に接続し，海水を残留熱除去系熱交換器に供給する系統である。

なお，緊急用海水ポンプは重大事故等時に1個使用し，1個を予備とし計2個を設置する。

48-7-2

1.容量
緊急用海水ポンプは，設計基準事故対処設備が有する原子炉の冷却機能が喪失した場合においても，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するために必要な海水供給量を有する設計とする。
容量としては，基準津波を超え敷地に遡上する津波が発生した場合でも，格納容器ベントを行うことなく原子炉格納容器からの除熱が可能な流量とし，ポンプ1台当たり834m ３ ／hを供給可能な設計とし，系統の弁運用による圧損の増加等を考慮し，約844m ３ ／h／個を公称値とする。
＜要求値＞①残留熱除去系熱交換器：690m３ ／h

補機用冷却器②代替燃料プール冷却系熱交換器：144m３ ／h①＋②＝834m ３ ／h

2.全揚程
前項①と②の同時使用時の流量調整弁の圧損等を考慮した揚程としては120mであり，これに，系統の弁運用による圧損の増加等を考慮し，公称値は約130mとする。

48-7-3

3.最高使用圧力
緊急用海水ポンプの最高使用圧力は，ポンプ締切揚程，建屋内配管の静水頭に裕度を考慮し2.45MPa[gage]とする。
①ポンプ締切揚程

2.01MPa[gage]②静水頭

0.05MPa[gage]

合計

2.06MPa[gage]

上記計算結果を満足する 2.45MPa[gage]を公称値とする。

4.最高使用温度 38℃
緊急用海水ポンプの最高使用温度は，既設の残留熱除去系海水系ポンプの最高使用温度に合わせ38℃とする。

5.電動機出力
電動機出力は，緊急用海水ポンプの容量約844m ３ ／h，全揚程約130m及び電動機効率70％を考慮し，510kWとする。

48-7-4

名称

耐圧強化ベント系（系統容量）

MPa[gage]0.31(0.62)（不活性ガス系から二次隔離弁まで）
0.014(0.62)（二次隔離弁から非常用ガス処理系まで）最高使用温度℃

171(200)（不活性ガス系から二次隔離弁まで）
72(200)（二次隔離弁から非常用ガス処理系まで）

設計流量

Kg／h

48,000最高使用圧力（）内の数値は，重大事故等時の値を機器仕様に関する注記示す。
(1) 最高使用圧力①不活性ガス系から二次隔離弁まで
不活性ガス系との接続点から圧力境界となる二次隔離弁までは，不活性ガス系配管の最高使用圧力に合わせ，0.31MPa[gage]とする。
②二次隔離弁から非常用ガス処理系まで圧力境界となる二次隔離弁から非常用ガス処理系の接続点までは，非常用ガス処理系配管の最高使用圧力に合わせ，0.014MPa[gage]とする。
③重大事故等時使用圧力格納容器の最高使用圧力の2倍である0.62MPa[gage]とする。
炉心損傷前の格納容器ベントは，格納容器圧力が最高使用圧力である0.31MPa[gage]に到達後，実施することとなる。そのため，実際にベントが開始できるまでの格納容器の圧力上昇を考慮しても十分に余裕がある0.62MPa[gage]を，耐圧強化ベント系の最高使用圧力とする（第1図参照）。

48-7-5

0.8
ドライウェルサプレッション・チェンバ0.6

格納容器圧力格
納容器
圧力最大圧力：約 0.31MPa[gage]（約 28 時間）
0.4

格納容器ベントによる圧力低下(MPa[gage])

0.2(MPa[gage])0024

487296120144168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2AE--GG9G000

第1図格納容器圧力の推移（ＬＯＣＡ時注水機能喪失＊）＊耐圧強化ベント系使用時の最も厳しい条件(2) 最高使用温度①不活性ガス系から二次隔離弁まで不活性ガス系との接続点から温度境界となる二次隔離弁までは，不活性ガス系配管の最高使用温度に合わせ，171℃とする。
②二次隔離弁から非常用ガス処理系まで温度境界となる二次隔離弁から非常用ガス処理系の接続点まで
は，非常用ガス処理系配管の最高使用温度に合わせ，72℃とする。
③重大事故等時使用温度
有効性評価における炉心損傷前ベントシナリオであるＬＯＣＡ時注水機能喪失において，ベント使用時の格納容器内雰囲気温度は200℃以下となることを確認している。そのため，格納容器に接続される耐圧強化ベント系の温度も200℃以下となることから，重大事故時等使用温度を200℃とする（第2図参照）。

48-7-6

300

格納容器 雰囲気温度

ドライウェルサプレッション・チェンバ
格
納
容器
温度

最高温度：約 143℃
（約 28 時間）200

格納容器ベントによる温度低下(℃)(℃)
1000024487296120144168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2AE--GG9G000

第2図

格納容器温度推移（ＬＯＣＡ時注水機能喪失＊）＊耐圧強化ベント系使用時の最も厳しい条件(3) 設計流量（ベントガス流量）
格納容器圧力が最高使用圧力にてベントを実施した際に，原子炉の1％崩壊熱相当の発生蒸気量48,000kg／hを排出可能な設計とする。
なお，炉心の崩壊熱が定格熱出力の1％となるのは，原子炉停止から3時間後であり，その際の格納容器内における発生蒸気量は13.4kg／sとなる。
一方，有効性評価シナリオであるＬＯＣＡ時注水機能喪失シナリオにおけるベント開始時間は，原子炉停止から約28時間後となっている。そのため，ベント開始時における格納容器内の発生蒸気量は，耐圧強化ベント系の設計流量よりも小さな値となる。
よって，耐圧強化ベント系を用いて，炉心の崩壊熱を最終ヒートシンクである大気へ輸送することは可能である。

48-7-7

48-8

その他の最終ヒートシンクへ熱を輸送する設備について

48-8-1

設備概要（自主対策設備を含む。）
以下に，最終ヒートシンクへ熱を輸送するための自主対策設備として，以下を整備する。

(1)

代替残留熱除去系海水系（可搬型）

設計基準事故対処設備が有する最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能及び緊急用海水系の機能が喪失した際，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，最終ヒートシンクへ熱を輸送する設備として，代替残留熱除去系海水系（可搬型）を整備する。
本設備は，可搬型代替注水大型ポンプ，燃料設備である可搬型設備用軽油タンク，タンクローリ，流路であるホース，配管・弁，残留熱除去系熱交換器から構成される。
可搬型代替注水大型ポンプ及びホース等の可搬設備は，可搬型設備保管場所に保管する。
可搬型代替注水大型ポンプ外観図を第 48-8-1 図に，本系統全体の概要図を第 48-8-2 図に示す。

48-8-2

第 48-8-1 図

代替残留熱除去系海水系（可搬型）系統概要図（残留熱除去系海水系Ａ系及び代替燃料プール冷却系接続例）

第 48-8-2 図

代替残留熱除去系海水系

可搬型代替注水大型ポンプ外観図

48-8-3