東海第二発電所 審査資料
資料番号
PD-C-1 改 53
提出年月日
平成 29 年 8 月 21 日

東海第二発電所

設計基準対象施設について

平成 29 年 8 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

4条

地震による損傷の防止

5条

津波による損傷の防止

6条

外部からの衝撃による損傷の防止（その他外部事象）

6条

外部からの衝撃による損傷の防止（竜巻）6条

外部からの衝撃による損傷の防止（外部火災）

6条

外部からの衝撃による損傷の防止（火山）7条

発電用原子炉施設への人の不法な侵入等の防止

8条

火災による損傷の防止

9条

溢水による損傷の防止等

10 条

誤操作の防止11 条

安全避難通路等

12 条

安全施設（静的機器の単一故障）

14 条

全交流動力電源喪失対策設備

16 条

燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設

17 条

原子炉冷却材圧力バウンダリ

23 条

計測制御系統施設（第 16 条に含む）

24 条

安全保護回路26 条

原子炉制御室等

31 条

監視設備

33 条

保安電源設備34 条

緊急時対策所

35 条

通信連絡設備
目次-1

東海第二発電所

安全施設（静的機器の単一故障）

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。

目
1.

2.

次
1

基本方針
1.1

要求事項の整理1

1.2

追加要求事項に対する適合性

23

静的機器の単一故障
2.1

長期間にわたり安全機能が要求される単一設計機器の抽出

3

2.2

静的機器の基準適合性確認

52.3

原子炉建屋ガス処理系の基準適合性

72.4

格納容器スプレイ冷却系（残留熱除去系）の基準適合性

25

2.5

中央制御室換気系の基準適合性

34

添付資料
添付 1

重要度の特に高い安全機能を有する系統

抽出表

添付 2

重要度の特に高い安全機能を有する系統・機器

添付 3

重要度の特に高い安全機能を有する系統の分析結果

添付 4

設計基準事故解析で期待する異常影響緩和系について

添付 5

静的機器の単一故障に係る被ばく評価条件について

添付 6

静的機器単一故障時の格納容器冷却機能代替性確認評価

添付 7

修復作業の成立性に関する検討について

添付 8

配管及びダクトの内部点検の実施状況について

添付 9

小規模破損の検知及び修復について

整理表

添付 10 中央制御室換気系の外気取入ラインについて
添付 11 故障・トラブル情報の活用について
添付 12 東海第二発電所におけるケーブルの系統分離について

＜概

要＞

1. において，実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則（以下「設置許可基準規則」という。），実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則（以下「技術基準規則」という。）の追加要求事項を明確化するとともに，それら要求に対する東海第二発電所における適合性を示す。

2. において，設計基準事故対処設備について，追加要求事項に適合するために必要となる機能を達成するための設備又は運用等について説明する。

1.

基本方針

1.1

要求事項の整理
安全施設のうち，静的機器の単一故障に関する設置許可基準規則第 12 条及び技術基準規則第 14 条の要求事項を第 1-1 表に示し，追加要求事項を明確化する。

第 1-1 表設置許可基準規則第 12 条並びに技術基準規則第 14 条及び 15 条の要求事項

設置許可基準規則 第 12 条
技術基準規則 第 14 条
（安全施設）（安全設備）
１ 安全施設は、その安全－機能の重要度に応じて、安全機能が確保されたものでなければならない。
２ 安全機能を有する系統 第二条第二項第九号ハ及びホのうち、安全機能の重要度 に掲げる安全設備は、当該安が特に高い安全機能を有す 全設備を構成する機械又は器るものは、当該系統を構成 具の単一故障（設置許可基準
する機械又は器具の単一故 規 則 第 十 二 条 第 二 項 に 規 定
障（単一の原因によって一 する単一故障をいう。以下同
つの機械又は器具が所定の じ 。） が 発 生 し た 場 合 で あ っ
安全機能を失うこと（従属 て、外部電源が利用できない
要 因 に よ る 多 重 故 障 を 含 場合においても機能できるよむ。）をいう。以下同じ。） う、構成する機械又は器具のが発生した場合であって、 機能、構造及び動作原理を考
外部電源が利用できない場 慮して、多重性又は多様性を合においても機能できるよ 確保し、及び独立性を確保すう、当該系統を構成する機 るよう、施設しなければなら械又は器具の機能、構造及 ない。
び動作原理を考慮して、多重性又は多様性を確保し、及び独立性を確保するものでなければならない。
３ 安全施設は、設計基準 ２ 安全性設備は、設計基準
事 故 時 及 び 設 計 基 準 事 故 事故時及び当該事故に至るまに 至 る ま で の 間 に 想 定 さ での間に想定される全ての環
れ る 全 て の 環 境 条 件 に お 境条件において，その機能を追加要求事項
変更なし

静的機器の単一故障に関する考え方
の明確化

変更なし

12 条-11いて、その機能を発揮することができるものでなければならない。

発揮することができるよう，
施設しなければならない。

設置許可基準規則 第 12 条
（安全施設）－

技術基準規則 第 15 条
追加要求事項（設計基準対象施設の機能）
設計基準対象施設は、通常運 変更なし
転時において発電用原子炉の反応度を安全かつ安定的に制御でき、かつ運転時の異常な過渡変化時においても発電用
原子炉固有の出力抑制特性を有するとともに、発電用原子炉の反応度を制御することにより核分裂の連鎖反応を制御できる能力を有するものでなければならない。
２ 設計基準対象施設は、そ 変更なしの健全性及び能力を確認する
ため、発電用原子炉の運転中
又は停止中に必要な箇所の保守点検（試験及び検査を含む。）ができるよう、施設しなければならない。
３ 設計基準対象施設は、通 変更なし
常運転時において容器、配管、ポンプ、弁その他の機械又は器具から放射性物質を含む流体が著しく漏えいする場合
は、流体状の放射性廃棄物を処理する設備によりこれを安全に処理するように施設しなければならない。
４ 設計基準対象施設に属す 変更なし
る設備であって、蒸気タービ
ン、ポンプその他の機器又は配管の損壊に伴う飛散物により損傷を受け、発電用原子炉
施設の安全性を損なうことが想定されるものには、防護施設の設置その他の損傷防止措置を講じなければならない。

４ 安全施設は、その健全性及び能力を確認するため、その安全機能の重要度に応じ、発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものでなければならない。
－

５ 安全施設は、蒸気ター
ビン、ポンプその他の機器又は配管の損壊に伴う飛散物により、安全性を損なわないものでなければならない。

12 条-22

６ 重要安全施設は、二以上の発電用原子炉施設において共用し、又は相互に接続するものであってはならない。ただし、二以上の発電用原子炉施設と共用し、又は相互に接続することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上
する場合は、この限りではない。
７ 安全施設（重要安全施設を除く。）は、二以上の発電用原子炉施設と共用し、又は相互に接続する場合には、発電用原子炉施設の安
全性を損なわないものでなければならない。

1.2

５ 設計基準対象施設に属す
る安全設備であって、第二条
第二項第九号ハに掲げるもの
は、二以上の発電用原子炉施設において共用し、又は相互に接続するものであってはならない。ただし、二以上の発電用原子炉施設と共用し、又は相互に接続することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合
は、この限りではない。
６ 前項の安全設備以外の安全設備を二以上の発電用原子炉施設と共用し、又は相互に接続する場合には、発電用原子炉施設の安全性を損なわないよう、施設しなければならない。

追加要求事項

追加要求事項（相互接続に関する要求追加）

追加要求事項に対する適合性(1)位置，構造及び設備
ロ

発電用原子炉施設の一般構造(3)その他の主要な構造(ⅰ)

本発電用原子炉施設は，(1)耐震構造，(2)耐津波構造に加え，以下の基本的方針のもとに安全設計を行う。

ａ．設計基準対象施設（ｇ）安全施設（ｇ－１）安全施設は，その安全機能の重要度に応じて，十分高い信頼性を確保し，かつ維持し得る設計とする。このうち，安全機能の重要度が特に高い安全機能を有する系統は，原則，多重性又は多様性及び独立性を備える設計とするとともに，当該系統を構成する機器に短期間では動的機器
12 条-3

3

の単一故障，又は長期間では動的機器の単一故障若しくは想定される静的機器の単一故障のいずれかが生じた場合であって，外部電源が利用できな
い場合においても，その系統の安全機能を達成できる設計とする。
重要度が特に高い安全機能を有する系統において，設計基準事故が発生した場合に長期間にわたって機能が要求される静的機器のうち，単一設計とする以下の機器については，想定される最も過酷な条件下においても安全上支障のない期間に単一故障を確実に除去又は修復できる設計とし，その単一故障を仮定しない。設計に当たっては，想定される単一故障の除去
又は修復のためのアクセス性及び補修作業性並びに当該作業期間における従事者及び周辺公衆の被ばくを考慮する。
・原子炉建屋ガス処理系の配管の一部
・中央制御室換気系のダクトの一部
格納容器冷却スプレイ系（残留熱除去系）のスプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）については，単一設計とするが，安全機能に最も影響を与える単一故障を仮定しても，原子炉格納容器の冷却機能を達成できる設計とする。また，他の系統を用いて当該機能を代替できる設計とする。
安全施設の設計条件を設定するに当たっては，材料疲労，劣化等に対しても十分な余裕を持って機能維持が可能となるよう，通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時に想定される圧力，温度，湿度，
放射線量等各種の環境条件を考慮し，十分安全側の条件を与えることにより，これらの条件下においても期待されている安全機能を発揮できる設計とする。
また，安全施設は，その健全性及び能力を確認するために，その安全機能の重要度に応じ，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができる設計とする。
12 条-44

（ｇ－２）安全施設は，蒸気タービン，ポンプその他の機器又は配管の損壊に伴う飛散物により，安全性を損なわないように設計する。

(2)

安全設計方針１．１

安全設計の方針

１．１．１

安全設計の基本方針

１．１．１．７

多重性又は多様性及び独立性

安全施設は，その安全機能の重要度に応じて，十分高い信頼性を確保し，かつ維持し得る設計とする。このうち，重要度が特に高い安全機能を有する系統は，原則，多重性又は多様性及び独立性を備える設計とするとともに，当該系統を構成する機器の単一故障が生じた場合であって，外部電源が利用できない場合においても，その系統の安全機能を達成できる設計とする。

１．１．１．８

単一故障

安全施設のうち，重要度が特に高い安全機能を有する系統は，当該系統を構成する機器に短期間では動的機器の単一故障が生じた場合，又は長期間では動的機器の単一故障若しくは想定される静的機器の単一故障のいずれかが生じた場合であって，外部電源が利用できない場合においても，その系統の安全機能が達成できる設計とする。
なお，重要度が特に高い安全機能を有する系統のうち，長期間にわたって安全機能が要求される静的機器を単一設計とする場合には，単一故障が安全上支障のない期間に確実に除去又は修復できる設計，他の系統を用いてその機能を代替できる設計又は単一故障を仮定しても安全機能を達成できる設計とする。
12 条-55

１．１．１．９

試験検査

安全施設は，その健全性及び能力を確認するために，その安全機能の重要度に応じ，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができる設計とする。

12 条-6

6

(3)

適合性説明
１

安全施設は、その安全機能の重要度に応じて、安全機能が確保されたものでなければならない。

２

安全機能を有する系統のうち、安全機能の重要度が特に高い安全機能を有するものは、当該系統を構成する機械又は器具の単一故障（単一の原因によって一つの機械又は器具が所定の安全機能を失うこと（従属要因による多重故障を含む。）をいう。以下同じ。）が発生した場合であって、外部電源が利用できない場合においても機能できる
よう、当該系統を構成する機械又は器具の機能、構造及び動作原理を考慮して、多重性又は多様性を確保し、及び独立性を確保するものでなければならない。

３

安全施設は、設計基準事故時及び設計基準事故に至るまでの間に想定される全ての環境条件において、その機能を発揮することができる
ものでなければならない。

４

安全施設は、その健全性及び能力を確認するため、その安全機能の重要度に応じ、発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものでなければならない。

５

安全施設は、蒸気タービン、ポンプその他の機器又は配管の損壊に伴う飛散物により、安全性を損なわないものでなければならない。

６

重要安全施設は、二以上の発電用原子炉施設において共用し、又は相互に接続するものであってはならない。ただし、二以上の発電用原子炉施設と共用し、又は相互に接続することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合は、この限りではない。

７

安全施設（重要安全施設を除く。）は、二以上の発電用原子炉施設

12 条-77

と共用し、又は相互に接続する場合には、発電用原子炉施設の安全性を損なわないものでなければならない。

適合のための設計方針
１について
安全施設を，「発電用軽水型原子炉施設の安全機能の重要度分類に関する審査指針」に基づき，それが果たす安全機能の性質に応じて，次の2種に分
類する。
(1)

その機能の喪失により，原子炉施設を異常状態に陥れ，もって一般公衆ないし従事者に過度の放射線被ばくを及ぼすおそれのあるもの（異常発生防止系。以下「ＰＳ」という。）。

(2)

原子炉施設の異常状態において，この拡大を防止し，又はこれを速やかに収束せしめ，もって一般公衆ないし従事者に及ぼすおそれのある過度の放射線被ばくを防止し，又は緩和する機能を有するもの（異常影響緩和系。以下「ＭＳ」という。）。
また，ＰＳ及びＭＳのそれぞれに属する安全施設を，その有する安全機能の重要度に応じ，それぞれクラス１，クラス２及びクラス３に分類する。それぞれのクラスの呼称は第1表に掲げるとおりとする。
なお，各クラスに属する安全施設の基本設計ないし基本的設計方針
は，確立された設計，建設，試験及び検査の技術並びに運転管理により，安全機能確保の観点から，次の各号に掲げる基本的目標を達成できるものとする。
ａ．クラス１：合理的に達成し得る最高度の信頼性を確保し，かつ，
維持すること。
ｂ．クラス２：高度の信頼性を確保し，かつ，維持すること。
12 条-88

ｃ．クラス３：一般の産業施設と同等以上の信頼性を確保し，かつ，維持すること。

第1表

安全上の機能別重要度分類
安全施設機能による分類

安全機能を有しない構築物，系統及び機器異常の発生防 異常の影響緩止の機能を有 和の機能を有重要度による分類
安全に関連

するもの

するもの

（ＰＳ）

（ＭＳ）

クラス１

ＰＳ－１

ＭＳ－１

する構築物， クラス２

ＰＳ－２

ＭＳ－２

系統及び機

ＰＳ－３

ＭＳ－３

クラス３

器
安全に関連し ない構築

安全機能以外物，系統及び機器の機能のみを行うもの

２について
安全機能を有する系統のうち，安全機能の重要度が特に高い安全機能を有するものは，当該系統を構成する機械又は器具の単一故障が発生した場合であって，外部電源が利用できない場合においても機能できるように，当該系統を構成する機械又は器具の機能，構造及び動作原理を考慮して，多重性又は多様性
及び独立性を有する設計とする。単一故障は，短期間では動的機器の単一故障を仮定し，長期間では動的機器の単一故障又は想定される静的機器の単一故障を仮定するものとする。ここで，長期間とは 24 時間以上を基本とする。
重要度が特に高い安全機能を有する系統において，設計基準事故が発生した
12 条-99場合に長期間にわたって機能が要求される静的機器のうち，単一設計とする原
子炉建屋ガス処理系の配管の一部については，当該設備に要求される格納容器
又は放射性物質が格納容器内から漏れ出た場所の雰囲気中の放射性物質の濃度低減機能が喪失する単一故障として，最も過酷な条件になる全周破断を想定する。この故障においては，単一故障による放射性物質の放出に伴う被ばくの影
響を最小限に抑えるよう，安全上支障のない期間に故障を確実に除去又は修復できる設計とし，その単一故障を仮定しない。
設計に当たっては，想定される単一故障の除去又は修復のためのアクセスが可能であり，かつ，補修作業が容易となる設計とする。また，設計基準事故時に，全周破断に伴う放射性物質の漏えいを考慮しても，周辺の公衆に対する放射線被ばくのリスクは「添付資料十

３．４

環境への放射性物質の異常な放出」の基準値に対して十分な裕度を確保でき，修復作業期間における作業員の被ばくは緊急時作業に係る線量限度以下とできることから，安全上支障のない
期間に故障を確実に除去又は修復が可能である。
中央制御室換気系のうち単一設計とするダクトの一部については，当該設備に要求される原子炉制御室非常用換気空調機能が喪失する単一故障として，最も過酷な条件となる全周破断を想定する。この故障においては，単一故障による中央制御室の運転員の被ばくの影響を最小限に抑えるよう，安全上支障のない期間に故障を確実に除去又は修復できる設計とし，その単一故障を仮定しない。設計に当たっては，想定される単一故障の除去又は修復のためのアクセスが可能であり，かつ，補修作業が容易となる設計とする。また，設計基準事故時に，ダクトの全周破断に伴う放射性物質の漏えいを考慮しても，中央制御室の運転員の被ばく量は緊急作業時における線量限度に対して十分な裕度を確保でき，修復作業期間における作業員の被ばくは緊急時作業に係る線量限度以下とできることから，安全上支障のない期間に故障を確実に除去又は修復が可能
12 条-1010である。
単一設計とするスプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）を有する格
納容器スプレイ冷却系（残留熱除去系）については，安全機能に最も影響を与える単一故障を仮定しても，原子炉格納容器の冷却機能を達成できる設計とする。動的機器の単一故障として格納容器スプレイ冷却系（残留熱除去系）１系
列の不作動を，静的機器の単一故障としてスプレイヘッダ（サプレッション・
チェンバ側）の全周破断を仮定しても原子炉格納容器の冷却機能を達成できる設計とする。また，静的機器の単一故障としてスプレイヘッダ（サプレッショ
ン・チェンバ側）の全周破断を仮定しても，残留熱除去系 2 系統にてドライウェルスプレイを行うか，又は 1 系統をドライウェルスプレイ，もう 1 系統をサ
プレッション・プール冷却モードで運転することで原子炉格納容器の冷却機能を代替できる設計とする。
単一設計とする原子炉建屋ガス処理系の配管の一部及び中央制御室換気系のダクトの一部については，劣化モードに対する適切な保守管理を実施し，故障の発生を低く抑える。

３について
安全施設は，通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び事故時において，さらされると考えられる全ての環境条件において，その機能が発揮できる設計
とする。

４について
安全施設は，その健全性及び能力を確認するため，その安全機能の重要度に応じ，必要性及びプラントに与える影響を考慮して適切な方法により発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができる設計とする。
12 条-1111

５について(1)

格納容器内の配管の破損（破断又は漏えい）時に，破損した配管がジェッ

ト反力によるホイッピングによって他の主要配管，格納容器を損傷しないよう，
必要に応じて適宜破損した配管の動きを制限する構造物を設ける設計とする。
(2)

格納容器は，流出流体のジェット力及び流出流体の加熱による熱応力に対して耐えられるように設計する。
(3)

安全施設のうち，独立性を要求されているものは，各系統相互の離隔距離又は障壁によって分離し，ある区分で発生した飛散物が他の区分の構築物，系
統及び機器に影響を与えず，かつ，ある区分の内部発生飛散物による配管の破損，機器の故障等の二次的影響が他の区分に波及しないこと，及び１区分の損傷により安全機能が喪失されない設計とする。
(4)

非常用炉心冷却系の各ポンプ等が配置してある原子炉建屋最下階（地下 2階）は，何らかの原因で原子炉建屋内に溢水事故が発生したとしても，非常用炉心冷却系の機能が喪失しないように，区分毎（区分Ⅰ，Ⅱ及びⅢ）に隔壁を設ける設計とする。
(5)

タービンミサイルについては，蒸気タービン及び発電機破損防止対策を行うことにより，蒸気タービン及び発電機の破損事故の発生確率を低くするとともに，ミサイルの発生を仮に想定しても安全施設の損傷確率を低くすることによって，発電用原子炉の安全を損なう可能性を極めて低くする設計とする。
(6)

再循環ポンプは，原子炉再循環配管破断を想定しても，ポンプミサイルが生じないように，破壊限界に対し十分な強度をもつ設計とする。
(7)

ガス爆発，重量機器の落下等については，ＬＯＣＡ時の水素濃度が燃焼限度以下であることの確認や，クレーン落下防止設計等により飛来物が発生しないことの確認，あるいは飛来物が発生しても原子炉施設の安全性を損なわない設計とする。
12 条-1212

６及び７について
今回の変更申請においては該当しない。

1.3

気象等

該当なし

1.4

設備等

８．２

換気空調設備

８．２．１

換気設備

８．２．１．２

設計方針（６）中央制御室換気系は，事故時には外気との連絡口を遮断し，よう素フ
ィルタを通る閉回路循環方式とし，運転員等を過度の放射線被ばくから防護するように設計する。
（７）重要度が特に高い安全機能を有する換気空調設備においては，単一故障を仮定してもその安全機能を失うことのないよう原則として多重性を備える設計とする。また，中央制御室換気系のうち単一設計とするダクトの一部については，劣化モードに対する適切な保守，管理を実施し，故障の発生を低く抑えるとともに，想定される故障の除去又は修復のためのアクセスが可能であり，かつ，補修作業が容易となる設計とする。

９．２

原子炉格納容器スプレイ系

９．２．２

設計方針

（３）単一故障
原子炉格納容器スプレイ系は，事故後の動的機器の単一故障，又は想定さ12 条-1313

れる静的機器の単一故障のいずれかを仮定しても，当該設備に要求される安全機能を達成できる設計とする。
単一設計とするスプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）について
は，当該設備に要求される安全機能に最も影響を与えると考えられる静的機器の単一故障を仮定した場合でも，原子炉格納容器の冷却機能を達成できる設計とする。また，残留熱除去系２系統にてドライウェルスプレイを行うか，又は１系統をドライウェルスプレイ，もう１系統をサプレッション・プール
冷却モードで運転することで格納容器の冷却機能を代替できる設計とする。

９．４

原子炉建屋ガス処理設備

９．４．２

設計方針

（１）原子炉冷却材喪失事故時に，短期間では動的機器の単一故障を，長期間では動的機器の単一故障若しくは想定される静的機器の単一故障のいずれかを仮定しても，当該設備に要求される格納容器又は放射性物質が格納容
器内から漏れ出た場所の雰囲気中の放射性物質の濃度低減機能を達成できる設計とする。
なお，単一設計とする配管の一部については，劣化モードに対する適切な保守，管理を実施し，故障の発生を低く抑えるとともに，想定される故障の除去又は修復のためのアクセスが可能であり，かつ，補修作業が容易となる設計とする。

12 条-1414

2.

静的機器の単一故障

2.1

長期間にわたり安全機能が要求される単一設計機器の抽出
東海第二発電所において，重要度が特に高い安全機能を有する系統で，設計基準事故が発生した場合に，長期間（24 時間以上若しくは運転モード切替以降）にわたって機能が要求される静的機器で単一設計を採用している系
統を抽出した。
重要度が特に高い安全機能を有する系統である（添付 1）

NO

YES

① 多重性又は多様性及び独立性を有している（添付 2）

YES

NO

② 長期間の機能要求がある（添付 2）

NO

YES

対象系統（3 系統） ※対象外※ 現有設備では，ディーゼル発電機の燃料系である軽油貯蔵タンクが 1 基（単一設計）であるが，今回の申請において軽油貯蔵タンクを 2 基に変更し，多重性を有する設計とする。

抽出に当たっては，設置許可基準規則の解釈第 12 条第 3 項の表に規定された安全機能を有する系統を，「発電用軽水型原子炉施設の安全機能の重要度分類に関する審査指針」並びに社団法人日本電気協会「安全機能を有する

12 条-1515

電気・機械装置の重要度分類指針」（JEAG4612-2010）及び「安全機能を有する計測制御装置の設計指針」（JEAG4611-2009）に示される安全施設の中から選定した。その結果を添付 1 に示す。
添付 1 で選定した系統について，多重性又は多様性及び独立性の有無並びに長期間にわたる要求の有無について整理した。整理した結果を添付 2 に示す。
添付 2 で整理した結果に基づき，重要度が特に高い安全機能を有する系統
で，設計基準事故が発生した場合に，長期間（24 時間以上若しくは運転モード切替以降）にわたって機能が要求される静的機器で単一設計を採用している以下の 3 系統を抽出した。

(1)

原子炉建屋ガス処理系
・単一設計箇所：配管の一部(2)

格納容器スプレイ冷却系（残留熱除去系）
・単一設計箇所：スプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）(3)

中央制御室換気系
・単一設計箇所：ダクトの一部

12 条-1616

2.2

静的機器の基準適合性確認
設置許可基準規則の解釈第 12 条の第 5 項に以下の記載がある。

５

第2項について、短期間と長期間の境界は24時間を基本とし、運転モードの切替えを行う場合はその時点を短期間と長期間の境界とする。例えば
運転モードの切替えとして、加圧水型軽水炉の非常用炉心冷却系及び格
納容器熱除去系の注入モードから再循環モードへの切替えがある。
また、動的機器の単一故障又は想定される静的機器の単一故障のいずれかを仮定すべき長期間の安全機能の評価に当たっては、想定される最も過酷な条件下においても、その単一故障が安全上支障のない期間に除去又は修復できることが確実であれば、その単一故障を仮定しなくてよい。
さらに、単一故障の発生の可能性が極めて小さいことが合理的に説明できる場合、あるいは、単一故障を仮定することで系統の機能が失われる場合であっても、他の系統を用いて、その機能を代替できることが安全
解析等により確認できれば、当該機器に対する多重性の要求は適用しない。

上記内容から，単一故障を仮定しなくてもよい場合及び多重性の要求が適用されない場合の条件は以下のとおりとなる。

① 単一故障が想定される最も過酷な条件下においても，安全上支障のない期間に確実に除去又は修復できる。
② 単一故障の発生の可能性が極めて小さいことが合理的に説明できる。
③ 単一故障を仮定することで系統の機能が失われる場合であって12 条-1717

も，他の系統を用いて，その機能を代替できることが安全解析等
により確認できる。

2.1 で抽出した静的機器について，①～③の条件に照らして基準適合性を確認した結果，第 2-1 表に示すとおりとなった。

第 2-1 表静的機器の基準適合性確認結果一覧
適合条件

系統

原子炉建屋ガス処理系
格納容器スプレイ冷却系（残留熱除去系）
中央制御室換気系

対象機器

配管の一部

①

②

③

○

－

－

－

－

○

○

－

－

スプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）
ダクトの一部基準への適合性について，詳細を以降に示す。

12 条-1818

2.3

原子炉建屋ガス処理系の基準適合性

(1)

設備概要
原子炉建屋ガス処理系は，非常用ガス再循環系と非常用ガス処理系からなり，原子炉建屋（原子炉棟）（以下「原子炉建屋」という。）内に設置している。事故時に原子炉建屋の放射能レベルが高くなる場合に，原子炉建屋から外部へ放散される放射性物質を吸着し，原子炉施設周辺の一般公衆の放射線被ばくを低減させる。
非常用ガス再循環系は，よう素用チャコールフィルタを含むフィルタユ
ニット，排風機及び弁などから構成されており，原子炉建屋内でガスを再循環させ，放射性物質を吸着除去する。
非常用ガス処理系は，よう素用チャコールフィルタを含むフィルタユニ
ット，排風機及び弁などから構成されており，非常用ガス再循環系で処理したガスの一部を再度処理した後，排気筒と隣接して同じ高さまで設置している非常用ガス処理系排気筒を通して，大気へ放出させ，原子炉建屋を負圧に保つ。
本系統の機器は耐震Ｓクラスで設計している。
原子炉建屋ガス処理系は，第2-1図に示すとおり，配管の一部は単一設計となっているが，その他の機器は動的機器を含め多重化されている。
当該配管の仕様を第2-2表に示す。

12 条-1919

単一設計箇所
他系統（不活性ガス系他）

原子炉建屋

原子炉建屋ガス処理系 （非常用ガス再循環系）
FO
AO

FC

(A)

GD

非常用ガス処理系排気筒へ

ヘパフィルタスペースヒータ

チャコールフィルタ

ヘパフィルタプレフィルタ

AO

AO

電気加熱器

湿分除去装置FO

FO

フィルタユニット

AO

ヘパフィルタスペースヒータ

チャコールフィルタ

ヘパフィルタプレフィルタ

AO

AO

電気加熱器

湿分除去装置

FO

FO

FO
AO

(B)

GD

排風機
FC
AO

FC

ドレンサンプへ

AO

FC
AO

AO

(B)

FO

FC
GD

AO

ヘパフィルタフィルタユニット
チャコールフィルタ

AO

ヘパフィルタAO

チャコールフィルタ

AO

FO
GD

スペースヒータ

FC
FO

(A)

スペースヒータ

常用排気設備（主排気筒）

電気加熱器

格納容器圧力
逃がし装置

電気加熱器

原子炉建屋ガス処理系 （非常用ガス処理系）
N2ﾊﾟｰｼﾞﾌｧﾝ

FO
AO

FO
AO

FO
AO

排風機
NC
MO

第 2-1 図原子炉建屋ガス処理系系統概要図

第 2-2 表最高使用
機器

圧力(MPa[gage])

非常用ガス

配管仕様表
最高使用
温度(℃)

非常用ガス
処理系配管

厚さ(mm)

材料※

609.6

12

SM41A

406.4

9.5

SM41B

吸込側

0.014

72

吐出側

0.014

72

609.6

12

SM41A

吸込側

0.014

72

457.2

14.3

SM41B

吐出側

0.014

72

457.2

14.3

SM41B

再循環系
配管

外径(mm)※外面塗装

12 条-2020(2)対象機器の影響評価
ａ．故障の可能性(a)

想定される故障に対する設計上の考慮
原子炉建屋ガス処理系の配管の信頼性について，想定される故障に対する設計上の考慮を第 2-3 表に示す。この結果，原子炉建屋ガス処
理系の配管は十分な信頼性を有している。

第 2-3 表機器

想定される故障に対する設計上の考慮

想定される

設計上の考慮

故障

建屋内外に設置した配管は，防食塗装を施してお腐食
り，腐食の発生を抑制する設計としている。
原子炉建屋ガス処理系の建屋からの吸込部は床面よ配管り離れた位置に配置しており，大きな異物が系統に閉塞
流入することはなく，配管径も大きいことから閉塞が発生することはない。

さらに，炭素鋼材の大気暴露試験による腐食進展結果（第 2-2 図）によると，10 年経過時の腐食量が 0.5 ㎜以下であることから，40 年経過したとしても減肉量は 2mm 以下である。この減肉量は配管肉厚（最小 9.5㎜）に対して十分小さいことから，配管は十分な信頼性を有している。

12 条-2121

第 2-2 図

我が国各地における普通鋼及び耐候性鋼の暴露試験結果（社団法人腐食防食協会「腐食・防食ハンドブック」に加筆）

(b)

保守管理
原子炉建屋ガス処理系は，第 2-4 表に示すとおり配管の外観点検を定期的に行っており，有意な腐食が発生していないことを確認している。また，第 2-5 表に示すとおり，保安規定に基づく定期試験により系統の健全性を確認している。
この結果，原子炉建屋ガス処理系の配管は適切な保守管理を実施しており，当該設備の健全性を確保することが可能である。
第 2-4 表機器

配管点検内容

想定される

点検内容

経年劣化事象
外観点検

亀裂，変形，腐食，塗装の剥離等
配管

腐食の有意な異常がないことを目視にて確認する。
12 条-2222

第 2-5 表

定期試験内容定期試験

試験内容
非常用ガス再循環系排風機，非常用ガス処

原子炉建屋ガス処理
理系排風機を起動し，系統流量が必要流量系手動起動試験以上で正常に運転できることを確認する。

(c)

過去の故障実績
これまで，原子炉建屋ガス処理系の配管については保守管理を適切に実施しており，工事報告書及び不適合管理票により確認した結果，機能性能に影響を及ぼすような故障実績はなかった。
また，原子力施設情報公開ライブラリー（ニューシア）等 ※ において共有されている過去の故障事例を確認した結果，当該系統である原子炉建屋ガス処理系（非常用ガス処理系）に関する故障実績はなかった。
しかし，自社プラントにおいて換気空調ダクトの腐食による故障が発生している。この水平展開として，東海第二発電所では管理区域とのバウンダリとなる屋内外のダクト（原子炉建屋ガス処理系配管を含む）について外観点検（1 回／年）を実施し，腐食等の有無を確認し，必要に応じて補修塗装等の対応を実施することとした。また，当該系
統の中で最も腐食環境にある非常用ガス処理系排気筒については定期的に肉厚測定を実施し，異常のないことを確認しており，このことか
らも機能性能に影響を与える故障が発生する可能性は低いと評価する。
※

ＢＷＲ事業者協議会（ＪＢＯＧ），一般社団法人原子力安全推進協会
及び電気事業者連合会

12 条-2323

ｂ．故障の仮定
原子炉建屋ガス処理系配管の一部について，影響評価を実施する上で仮定する単一設計箇所の故障を検討した。上述のとおり，当該配管については軽微な腐食程度しか考えられず，運転条件，環境条件等から最も過酷な条件を想定したとしても，全周破断の発生は考えられない。
しかしながら，系統機能を喪失させる故障を仮定する観点から，全周破断を仮定する。
なお，原子炉建屋ガス処理系の建屋からの吸込部は床面より離れた位置に配置しており，大きな異物が系統に流入することはなく，配管径も大きいことから閉塞が発生することはない。

ｃ．仮定した故障による影響評価
原子炉建屋ガス処理系は，事故時に発生する雰囲気ガスに含まれる放射性物質をフィルタにて除去した後に，原子炉建屋内ガスを環境へ放出することで，原子炉施設周辺の一般公衆の放射線被ばくを低減させるものである。このため，静的機器の故障を仮定した場合の影響評価として，非居住区域境界外の被ばく評価を行う。
前提とする事故については，設置許可申請書添付書類十の安全評価で，原子炉建屋ガス処理系の機能を期待している原子炉冷却材喪失及び燃料集合体の落下とする。
(a)

故障箇所の想定
原子炉建屋ガス処理系配管の単一設計箇所については，故障による影響を検討する上で，以下のように区分される。第2-3図に故障想定箇所の概要を示す。

12 条-24

24

区分① 非常用ガス再循環系吸気配管
区分② 非常用ガス再循環系－非常用ガス処理系連絡配管
区分③ 非常用ガス再循環系戻り配管
区分④ 非常用ガス処理系排気配管（原子炉建屋内）
区分⑤ 非常用ガス処理系排気配管（原子炉建屋外）
原子炉建屋（原子炉棟）

単一設計箇所
原子炉建屋ガス処理系 （非常用ガス再循環系）

スペースヒー タ

AO

AO

FO
AO

(A)

GD

(B)

GD

排風機
RE

区分①

FO

非常用ガス処理系排気筒へ

ヘパフ ィルタ

故障箇所（全周破断）FO

チャコールフィルタ

スペースヒー タ

プレフ ィルタFE

AO

ヘパフ ィルタヘ パフ ィルタ

電気加熱器

FO

チャコールフィルタ

プレフ ィルタ

湿分除去装置FE

ヘ パフ ィルタ

電 気 加 熱器

AO

AO

湿 分 除 去装 置FOFO

ドレンサンプへ

区分②

GD

FO
AO

排風機

AO

チャコールフィルタFO
FE (B)

スペースヒー タ

AO

電気加熱器

FO

ヘパフ ィルタ

AO

チャコールフィルタFO
GD

ヘ パフ ィルタ

(A)

スペースヒー タFE

電 気 加 熱器

原子炉建屋ガス処理系 （非常用ガス処理系）
FO
AO

RE

FO

区分④

区分⑤

AO

区分③
FE
RE

第 2-3 図：流量計
：放射線モニタ

故障想定箇所概要図

・区分① ： 配管の全周破断を想定しても，破断口からの吸気により非常用ガス再循環系及び非常用ガス処理系で処理されたガスが高所から環境に放出されることになるため，非居住区域境界外の一般公衆の被ばく評価への影響はない。
・区分② ： 配管の全周破断を想定すると，破断口から原子炉建屋内の雰囲気が，直接非常用ガス処理系に流入することになる。非常用ガス処理系は非常用ガス再循環系で処理したガスが入る
12 条-25

25

ことを前提としているため，評価に当たっては，非常用ガス処
理系が停止することを仮定する。したがって，非常用ガス再循
環系が原子炉建屋内のガスを処理し続けるものの，非常用ガス
処理系の停止により，原子炉建屋の負圧が保てなくなる。このため，フィルタを通らないガスが原子炉建屋から漏えいすることとなり，非居住区域境界外の一般公衆の被ばく評価への影響が大きくなる。
・区分③ ： 配管の全周破断を想定しても，非常用ガス再循環系及び非常用ガス処理系の運転に影響を与えないことから，非居住区
域境界外の一般公衆の被ばく評価への影響はない。
・区分④ ： 配管の全周破断を想定すると，非常用ガス再循環系及び非常用ガス処理系で処理したガスは原子炉建屋内に放出されることとなり，原子炉建屋の負圧が保てなくなる。このため，フィルタを通らないガスが原子炉建屋から漏えいすることとなるが，非常用ガス処理系の運転が継続されるため，区分②と比べて，非居住区域境界外の一般公衆の被ばく評価への影響は小さい。
・区分⑤ ： 配管の全周破断を想定した場合，排気筒放出から地上放出になるが，非常用ガス再循環系及び非常用ガス処理系で処理されたガスが原子炉建屋外に排気されるため，区分④と比べて，非居住区域境界外の一般公衆の被ばく評価への影響は小さい。

以上から，評価上最も厳しくなる区分②を，保守的に故障想定箇所とする。

12 条-26

26

なお，二重化された部分であっても，単一設計部分に接続され隔離がなされない部分については，全周破断が発生した場合には両系統に影響を及ぼすが，単一設計箇所の評価に包絡されることを確認している。第 2-4 図に該当部を示す。
原子炉建屋（原子炉棟）
原子炉建屋ガス処理系 （非常用ガス再循環系）

ヘパフィルタ

FO

(A)

AO

GD

区分②-1
FO

(B)

AO

GD

RE

排風機

非常用ガス処理系排気筒へ

ヘパフィルタチャコールフィルタ（区分①）

スペースヒータ

AO

ヘパフィルタFO

プレフィルタ

FE

電気加熱器

AO

湿分除去装置FO

チャコールフィルタFE

スペースヒータ

ヘパフィルタ

AO

プレフィルタ

FO

AO

電気加熱器

湿分除去装置

区分①-1
FO

単一設計箇所
単一設計箇所との接続配管

（区分②）
ドレンサンプへ

ヘパフィルタヘパフィルタAO

チャコールフィルタ

FO
GD

チャコールフィルタ(A)

スペースヒータFE

電気加熱器

原子炉建屋ガス処理系 （非常用ガス処理系）
FO
AO

区分④-1
RE

区分②-2
FO
FE (B)

GD

FO

AO

AO

排風機

スペースヒータ

AO

電気加熱器

FO

（区分④）

FO
AO

FE
RE

（区分③）

第2-4図

原子炉建屋ガス処理系

（区分⑤）

：流量計
：放射線モニタ

故障想定箇所・区分①-1 ：流入した気体は全量フィルタ処理される。
・区分②-1 ：配管内の全量放出を想定した区分②に包絡される。
・区分②-2 ：配管内の全量放出を想定した区分②に包絡される。
・区分④-1 ：配管内の全量放出を想定した区分④に包絡される。

(b)

故障の発生時期
故障が発生する時期は，設置許可基準規則の解釈第 12 条の第 5 項に基づき，事故発生から 24 時間後とする。
12 条-27

27

(c)

評価条件

ⅰ)

原子炉冷却材喪失
原子炉冷却材喪失において，動的機器の単一故障を仮定したベースケースと，追加で単一設計箇所の静的機器の故障を考慮した影響
評価の評価条件の比較を第 2-6 表に示す。なお，評価に当たっては，
原子炉建屋ガス処理系配管の破断箇所の修復は行わないものとし，
配管破断後は破断箇所からの放出が続くものとする。
第 2-6 表

評価条件の比較（原子炉冷却材喪失）項目
放射性物質の環境に放出される経路

影響評価

ベースケース（事故発生～24時間）

非常用ガス再循環系及び非常用ガ

非常用ガス再循環系及び非常用ス処理系で処理された後，非常用

ガス処理系で処理された後，非常ガス処理系排気筒から大気中に放用ガス処理系排気筒から大気中に出[排気筒放出]

放出[排気筒放出]（24時間以降）
非常用ガス再循環系は機能するが，処理されたガスは原子炉建屋内へ放出され，原子炉建屋内の放射性物質の一部が大気中に放出[地上放出]
環境に放出さ（実効放出継続時間 ※ ）れた放射性物[事故発生～24時間]

質の大気中の・希ガス：10時間

・希ガス：24時間

拡散条件

・よう素：20時間

・よう素：24時間（実効放出継続時間）[24時間以降]
・希ガス：140時間
・よう素：210時間（相対線量（D／Q））（相対線量（D／Q））－２０[事故発生～24時間] 5.6×10（Gy／

4.5×10－２０ （Gy／Bq）

Bq）[24時間以降]

2.4×10－１９（Gy／Bq）（相対濃度（χ／Q））（相対濃度（χ／Q））
8.0×10－７ （s／m３ ）[事故発生～24時間] 8.9×10－７（s／m３）[24時間以降]

7.0×10－６（s／m３）※：実効放出継続時間は，「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」により算出する。

12 条-28

28

ⅱ)

燃料集合体の落下
燃料集合体の落下において，動的機器の単一故障を仮定したベースケースと，追加で静的機器の単一故障を考慮した影響評価の評価
条件の比較を第 2-7 表に示す。なお，評価に当たっては，原子炉建
屋ガス処理系配管の破断箇所の修復は行わないものとし，配管破断
後は破断箇所からの放出が続くものとする。

第 2-7 表項目
放射性物質の影響評価

ベースケース（事故発生～24時間）

環境に放出される経路

評価条件の比較（燃料集合体の落下）
非常用ガス再循環系及び非常用ガ

非常用ガス再循環系及び非常用ス処理系で処理された後，非常用

ガス処理系で処理された後，非常ガス処理系排気筒から大気中に放用ガス処理系排気筒から大気中に出[排気筒放出]

放出[排気筒放出]（24時間以降）
非常用ガス再循環系は機能するが，処理されたガスは原子炉建屋内へ放出され，原子炉建屋内の放射性物質の一部が大気中に放出[地上放出]
環境に放出さ（実効放出継続時間 ※ ）（実効放出継続時間）

れた放射性物

・希ガス：10時間

・希ガス：15時間

質の大気中の・よう素：1時間

・よう素： 5時間

拡散条件
（相対線量（D／Q））（相対線量（D／Q））
－２０

（Gy／

5.1×10－２０ (Gy／Bq)

4.8×10－１９（Gy／（相対濃度（χ／Q））[事故発生～24時間] 5.6×10
Bq）[24時間以降]Bq）（相対濃度（χ／Q））

2.0×10－６ (s／m3)[事故発生～24時間] 2.0×10－６ （s／m
３）

[24時間以降]

2.4×10－５ （s／m３）※：実効放出継続時間は，「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」により算出する。

12 条-29

29

(d)

評価結果

ⅰ)

原子炉冷却材喪失
原子炉冷却材喪失について単一設計箇所の静的機器の故障を考慮した影響評価において，原子炉建屋ガス処理系配管のうち区分②（非常用ガス再循環系－非常用ガス処理系連絡配管）が全周破断した場
合の評価結果は，第 2-8 表に示すとおり約 1.0×10 －２ mSv であり，判断基準（実効線量 5mSv 以下）を満足することを確認した。

第 2-8 表項

評価結果の比較（原子炉冷却材喪失）目

環境に放出される希影響評価

ベースケース

排気筒放出

約 7.9×10１１ Bq

約 4.0×10１２ Bq

地上放出

約 3.2×10１２ Bq

－

排気筒放出

約 4.4×10８ Bq

約 4.8×10９ Bq

地上放出

約 1.4×10１１ Bq－

約 8.2×10－４ mSv

約 1.8×10－４ mSv

約 9.6×10－３ mSv

約 3.6×10－５ mSv

約 5.7×10－５ mSv

約 5.7×10－５ mSv

約 1.0×10－２ mSv

約 2.7×10－４ mSv

ガス（γ線実効エネ
ルギ 0.5MeV 換算値）
環境に放出されるよう素（I-131

等価量－小児実効線量係数
換算）

希ガスのγ線外部被ば
くによる実効線量
よう素の内部被ばくによる実効線量
実効線量

原子炉建屋内からの直接線及びスカイシャイン線による実効線量合計12 条-3030

ⅱ)

燃料集合体の落下
燃料集合体の落下について単一設計箇所の静的機器の故障を考慮した影響評価において，原子炉建屋ガス処理系配管のうち区分②（非常用ガス再循環系－非常用ガス処理系連絡配管）が全周破断した場
合の評価結果は，第 2-9 表に示すとおり約 5.9×10 －２ mSv であり，判断基準（実効線量 5mSv 以下）を満足することを確認した。

第 2-9 表項

評価結果の比較（燃料集合体の落下）

目

環境に放出される希影響評価

ベースケース

排気筒放出

約 2.4×10１４ Bq

約 3.1×10１４ Bq

地上放出

約 7.7×10１３ Bq

－

排気筒放出

約 6.0×10１０ Bq

約 6.1×10１０ Bq

地上放出

約 2.0×10１０ Bq－

約 5.0×10－２ mSv

約 1.6×10－２ mSv

約 8.4×10－３ mSv

約 1.7×10－３ mSv

約 5.9×10－２ mSv

約 1.8×10－２ mSv

ガス（γ線実効エネ
ルギ 0.5MeV 換算値）
環境に放出されるよう素（I-131

等価量－小児実効線量係数
換算）

希ガスのγ線外部被ば
くによる実効線量
実効線量

よう素の内部被ばくによる実効線量合計

ｄ．安全上支障のない期間の考え方
以上のとおり，静的機器の単一故障が発生し，かつ(3)に示す修復を行わないと仮定しても，設計基準事故時の判断基準である周辺公衆の実
効線量５ｍＳｖを下回る程度の影響度合いであることを確認した。これ
よりにより，(3)に示す修復作業期間は安全上支障のない期間であることを確認した。
12 条-3131

(3)故障箇所の修復
ａ．検知性
事故発生後，中央制御室ではパラメータ（系統流量，原子炉建屋差圧，
放射線モニタ等）を監視しており，各区分の配管に全周破断が発生した
場合は，パラメータ変動の確認により異常を検知し，現場確認（視覚，聴覚，触覚）により破断箇所を特定する。
第2-3図，第2-4図の各区分の全周破断想定箇所について，それぞれ以下のように検知可能である。
・区分①，①-1 ： 中央制御室での確認（FRVSトレイン流量計，SGTS
トレイン流量計，原子炉建屋負圧計，エリア放射線モニタ），
現場確認（視覚，聴覚，触覚）により破断箇所の特定は可能。
・区分②，②-1，②-2 ： 中央制御室での確認（FRVSトレイン流量計，
SGTSトレイン流量計，原子炉建屋負圧計，エリア放射線モニタ），
現場確認（視覚，聴覚，触覚）により破断箇所の特定は可能。
・区分③ ： 中央制御室での確認（FRVSトレイン流量計，SGTSトレイ
ン流量計，原子炉建屋負圧計，エリア放射線モニタ），現場確認（視覚，聴覚，触覚）により破断箇所の特定は可能。
・区分④，④-1 ： 中央制御室での確認（非常用ガス処理系排気筒モ
ニタ，FRVSトレイン流量計，SGTSトレイン流量計，原子炉建屋負圧計），現場確認（視覚，聴覚，触覚）により破断箇所の特定は可能。
・区分⑤ ： 中央制御室での確認（非常用ガス処理系排気筒モニタ），
現場確認（視覚，聴覚，触覚）により破断箇所の特定は可能。

原子炉建屋内の現場確認の範囲は限定（約13m×約44m）されており，
12 条-3232

確認に長時間を要しない。全周破断発生直後における原子炉建屋の雰囲
気線量率はフィルタに2mまで接近した厳しい条件でも約150mSv／hであるため数十分程度は現場確認可能である。さらに，必要な場合には要員の交替を行うことで現場確認を継続することも可能である。なお，警報機能付個人線量計の着用による線量管理，必要に応じて全面マスク等の防護具の着用，サーベイメータによる雰囲気線量率の確認を行うことで線量低減を図ることが可能である。

ｂ．修復性
配管の修復作業は，破断箇所を特定した後，あらかじめ用意した修復用資機材を用いて，以下の手順により修復を行う。修復作業の一例を第2-5図に示す。
なお，現場確認により，単一設計箇所と二重化された箇所で配管の形状（直管，エルボ管，分岐管）に違いはないことを確認しており，修復方法も様々な配管形状に対応できる工法であることから，いずれの箇所
で故障が発生した場合でも修復可能である。
① 準備作業（修復用資機材運搬等）
・修復用資機材は発電所構内に保管する。
・修復用資機材は使用環境（耐圧性，耐熱性）を考慮した仕様のものを準備する。
② 修復箇所の作業性を確保する（高所の場合は足場を設置する）。
・現場の状況（修復箇所表面の温度，作業エリアの汚染の状況等）に応じた保護具を装着する。
・作業安全確保のため，原子炉建屋ガス処理系排風機の隔離（スイッチ“停止” 及び電源“切”）を行う。
12 条-33

33

③ 破断面のバリ等の凹凸を除去し，チェーンブロック等により芯合せを行う。
④ 配管破断箇所に，修復用資機材（補修用パテ，クランプ等）を取
り付ける。

第2-5図

配管修復イメージ

修復は破断箇所を特定した後に行うため，足場設置箇所が限定できることから，足場の組立作業を含めても2日間程度で修復可能である。
なお，当該作業を実施するに当たり，必要な隔離作業は排風機の電源“切”及びスイッチの停止操作のみであり，手動による弁の閉止操作は必要ない。
また，修復作業については協力会社を含めた作業員の召集体制，資機材の準備，作業手順，訓練の実施等の必要事項を今後社内規程として整備する。

ｃ．修復作業での被ばく評価
原子炉建屋ガス処理系の静的機器の単一故障を想定し，修復作業における被ばく評価を実施した。
原子炉建屋ガス処理系の配管修復を行う際の前提を，条件が厳しくなる燃料集合体の落下として，以下の条件で被ばく評価を行った。
12 条-34

34

・ 事故発生から20日後の線量率を用いる。
・ 1人当たりの作業時間を4時間とする。
・ 作業場所は単一設計箇所でフィルタに最も接近するフィルタから2mの位置とする。
・ 保守的にマスク等の防護装備の効果は見込まない。
評価の結果，作業員の被ばく線量は約 52mSv となり，災害発生時の復旧作業であることから緊急作業時の線量限度（100mSv）と比較すると，それを下回っていることを確認した。評価結果を第 2-10 表に示す。

第 2-10 表

配管修復作業の被ばく評価

作業内容

線量率（mSv／h）

実効線量（mSv）

配管修復（全周破断）

約13

約52

なお，修復作業の被ばく評価にあたっては，事故発生から 20 日後に作業を開始することとしている。これは，緊急作業時の線量限度（100mSv）を満足できる範囲で，原子炉建屋ガス処理系の機能を最も早期に回復させるために設定した作業実施時期である。
実運用においては，作業員の被ばく低減を考慮した上で，修復作業の実施時期を決定する。

ｄ．修復後について
原子炉建屋ガス処理系の静的機器の単一故障箇所について補修用パテ，
クランプ等で修復することとしているが，これらは早期に安全機能を回復し，故障の影響を低減させることを目的とした応急処置である。したがって，事故収束後は故障箇所に対して技術基準に適合する取替・修理

12 条-35

35

を行う。

(4)

総合評価
原子炉建屋ガス処理系の配管のうち単一設計の箇所について，当該設備に要求される格納容器又は放射性物質が格納容器内から漏れ出た場所の雰
囲気中の放射性物質の濃度低減機能が喪失する想定として，最も過酷な条件になると想定される配管の全周破断を仮定した。
これまでの評価により，設計基準事故時において，非居住区域境界外での被ばくによる実効線量の評価値及び修復作業に従事する作業員の被ばくによる実効線量の評価値はいずれも判断基準を満足することから，単一設
計箇所の静的機器の故障が安全上支障のない期間に確実に除去又は修復できることを確認した。
以上から，基準に適合している。

12 条-3636

2.4

格納容器スプレイ冷却系（残留熱除去系）の基準適合性

(1)

設備概要
残留熱除去系の運転モードの一つである格納容器スプレイ冷却系は，原
子炉冷却材喪失後にサプレッション・チェンバ内のプール水をドライウェ
ル内及びサプレッション・チェンバ内にスプレイすることによって，格納容器の温度，圧力を低減させるとともに，格納容器内に浮遊している放射性物質が格納容器外に漏えいするのを抑制する機能を有する。本系統の流量のうち，約 95％がドライウェル内に，残りの約 5％がサプレッション・
チェンバ内にスプレイされる。
本系統の機器は耐震Ｓクラスで設計している。
格納容器スプレイ冷却系は，第 2-6 図に示すとおり，スプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）については単一設計となっているが，その他の機器は動的機器を含め多重化されている。当該スプレイヘッダの仕様を
第 2-11 表に示す。
ドライウェル：単一設計箇所

MO

MO
MO

スプレイ
ヘッダ

MO

MO

原子炉
圧力容器

MO

スプレイヘッダ

MO

MO

MO

第 2-6 図

MO

MO

MO

熱交換器

MO

サプレッション・チェンバ

ポンプ

MO

ポンプ

熱交換器

格納容器スプレイ冷却系（残留熱除去系）系統概要図
12 条-37

37

第 2-11 表

スプレイヘッダ仕様

最高使用
機器

圧力
(MPa[gage])

最高使用

外径

厚さ

温度(℃)

(mm)

(mm)

スプレイヘッダ（サプ材料 ※SA-333

レッション・チェンバ

3.45

76.7

114.3

6

側）

Gr.6
（炭素鋼）

※外面塗装

(2)

対象機器の影響評価
ａ．故障の可能性(a)

想定される故障に対する設計上の考慮
スプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）の信頼性について，想定される故障に対する設計上の考慮を第 2-12 表に示す。この結果，
スプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）は十分な信頼性を有している。
第 2-12 表想定される故障に対する設計上の考慮

想定される
設計上の考慮

機器
故障

スプレイヘッダは防食塗装を施しており，腐食の発生を抑制する設計としている。また，
腐食
通常 運 転 中は 窒 素ガ スを 封 入 した 格 納容 器内に設置している。

スプレイヘッダ

水源であるサプレッション・プールにはストレーナが設けられており，その孔径は，系統
閉塞
内で 最 も 狭隘 な スプ レイ ノ ズ ルの 穴 径に 対して十分小さい。

12 条-3838さらに，前述の炭素鋼材の大気暴露試験による腐食進展結果（第 22 図）によると，10 年経過時の腐食量が 0.5 ㎜以下であることから，40 年経過したとしても減肉量は 2mm 以下である。また，スプレイヘッ
ダは内部に水が停滞しない構造であり，加えて，プラント運転中のサ
プレッション・チェンバは窒素置換により酸素濃度を低減しており，腐食速度は更に低いと考えられることから，スプレイヘッダは十分な信頼性を有している。

(b)

保守管理
残留熱除去系は，第 2-13 表に示すとおり保安規定に基づく定期試
験により系統の健全性を確認している。
これにより，当該設備の健全性を確保することが可能である。

第 2-13 表

定期試験内容

定期試験名

試験内容

残留熱除去系電動弁

低圧注水系における電動弁（サプレッションプールス

作動試験（1 回／

プレイ弁含む）が開することを確認する。

月）
残留熱除去系ポンプ
手動起動試験

残留熱除去系ポンプの吐出圧力，流量が規定値以上であることを確認する。

（1 回／月）(c)

過去の故障実績
格納容器スプレイ冷却系の単一設計箇所について工事報告書及び不適合管理票により確認した結果，当該箇所についてこれまでに故障実
12 条-3939

績はなかった。
また，原子力施設情報公開ライブラリー（ニューシア）等 ※ において共有されている過去の故障事例を確認した結果，格納容器スプレイ
ヘッダに関する故障実績はなかった。さらに，ファイバースコープによる内部点検やノズルを取り外しての目視点検を行い，腐食等の異常がないことを確認している。このため，機能性能に影響を与える腐食が発生する可能性は低いと評価する。
※

ＢＷＲ事業者協議会（ＪＢＯＧ），一般社団法人原子力安全推進協会及び電気事業者連合会

ｂ．故障の仮定
格納容器スプレイ冷却系のスプレイヘッダ（サプレッション・チェン
バ側）については，上述のとおり軽微な腐食程度しか想定されず，運転条件，環境条件等から最も過酷な条件を想定しても，全周破断の発生は考えにくい。
しかしながら，系統機能を喪失させる故障を仮定する観点から，全周破断を仮定する。
なお，以下の理由によりスプレイヘッダに閉塞事象が発生することはない。
・ 水源であるサプレッション・プールにはストレーナ（孔径 2.0 ㎜）が設けられており，その孔径は，系統内で最も狭隘なスプレイノ
ズルの穴径（4.4mm）に対して十分小さい。また，サプレッション・プールについては，塗装状態の確認や異物混入状況の確認を実施している。
・ 系統内における異物として，脱落した機器の内部部品や配管内の12 条-4040

クラッドが想定される。機器の内部部品については弁の弁体，ポンプのインペラが考えられるが，これらは多重化された範囲内に設置されており，形状的に各機器内に留まるためスプレイヘ
ッダを閉塞させることはない。また，当該系統はテストラインを使った定期試験により水を循環運転させていることから，スプレイノズルを閉塞させるようなクラッドの発生はない。
なお，サプレッション・チェンバスプレイラインの隔離弁からス
プレイヘッダまでの配管はサプレッション・チェンバとつながっており，プラント運転中は窒素置換され酸素濃度を低減した環境となっている。

ｃ．仮定した故障による影響評価
格納容器スプレイ冷却系は，事故時に上昇する格納容器の圧力，温度を低減するものであることから，単一設計箇所の静的機器の故障を仮定
した場合の影響評価として格納容器の圧力，温度の評価を行う。
前提とする事故については，設置許可申請書添付書類十の安全評価で，格納容器スプレイ冷却系の機能を期待している原子炉冷却材喪失とする。

(a)

故障箇所の想定
スプレイヘッダはリング状になっており，スプレイヘッダのどの部
位に全周破断を想定しても同じ評価結果となる。故障想定箇所の概略
を第2-7図に示す。

12 条-41

41

スプレイヘッダ
配管（多重化）

配管（多重化）流出

スプレイノズル

第2-7図破断

スプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）
配管全周破断箇所の想定(b)

故障の発生時期
残留熱除去系の格納容器スプレイ冷却系への手動切替は，事故後15分であることから，故障が発生する時間は，設置許可基準規則の解釈
第12条第5項に基づき，事故発生から15分後とする。

(c)

評価条件
スプレイヘッダが全周破断した場合であっても，熱交換器で冷却したプール水が，破断口よりサプレッション・チェンバ内に注水されることとなる。原子炉冷却材喪失において，ドライウェルに放出された蒸気は，サプレッション・プール内で凝縮されるため，サプレッショ
ン・チェンバにおいては，スプレイと注水で圧力及び温度の挙動に大きな相違はなく，評価結果への影響は小さい。
しかしながら，評価上は保守的に破断口から注水される水がサプレ
ッション・チェンバの冷却に寄与しないものとした。

12 条-4242原子炉冷却材喪失における，動的機器の単一故障を仮定したベース
ケースと，追加で単一設計箇所の静的機器の故障を考慮した影響評価の評価条件の比較を第 2-14 表に示す。

第 2-14 表

評価条件の比較（原子炉冷却材喪失）

項目

影響評価

ベースケース

格納容器冷却系のスプレイ流量スプレイ流量機能・ドライウェル側：95％

・ドライウェル側：95％

・サプレッション・チェンバ・サプレッション・チェンバ

側：

側：
0％

作動系統

5％

残留熱除去系（1／2系統）

残留熱除去系（1／2系統）

・格納容器スプレイ冷却・格納容器スプレイ冷却

1系統

(d)

1系統

評価結果
第 2-15 表，第 2-8 図及び第 2-9 図に示すとおり，仮に単一設計箇所であるスプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）の全周破断によるスプレイ機能の喪失を仮定した場合であっても，格納容器の最高使用圧力及び最高使用温度を超えないことを確認した。

第 2-15 表
項

評価結果の比較（原子炉冷却材喪失）目ドライウェル最高温度（℃）
ドライウェル最高圧力（kPa[gage]）
サプレッション・チェンバ
プール水最高水温（℃）
サプレッション・チェンバ
最高圧力（kPa[gage]）

影響評価

ベースケース

判断基準

約 139

約 139

171

約 250

約 250

310

約 90

約 88

104

約 200

約 200

310

12 条-43

43

ドラ イウ ェ ル温度 及びサプレッシ ョン・ チェンバ のプ ール水温度

ドライウェル
ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾁｪﾝﾊﾞ
ドライウェル（ベースケース）
ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾁｪﾝﾊﾞ（ベースケース）

約 139℃

格納容器スプレイ冷却系起動（15 分後）

約 90℃

約 88℃

（℃）

第 2-8 図評価結果（格納容器温度）

格納 容器 圧 力

ドライウェル
ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾁｪﾝﾊﾞ
ドライウェル（ベースケース）
ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾁｪﾝﾊﾞ（ベースケース）

約 250kPa[gage]

約 200kPa[gage]

格納容器スプレイ冷却系起動（15 分後）第 2-9 図評価結果（格納容器圧力）12 条-4444(3)機能の代替性
静的機器であるスプレイヘッダの故障を考慮した場合には，本来，動的機器の故障を考慮する必要がなく，残留熱除去系 2 系統の作動に期待できる。
格納容器の冷却機能における代替性を確認する観点から，単一故障としてスプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）の全周破断を想定し，残留熱除去系 2 系統の作動に期待する解析を実施した。
評価条件及び評価結果を添付 6 に示す。
当該評価結果より，スプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）に単一故障が発生し，機能喪失したとしても，残留熱除去系 2 系統にてドラ
イウェルスプレイを行うか，又は 1 系統をドライウェルスプレイ，もう 1系統をサプレッション・プール冷却モードで運転することで，格納容器の冷却機能を代替できることを確認した。また，単一故障としての想定は，既設置許可で実施している動的機器の単一故障を想定する評価の方が，静的機器の単一故障を想定する評価に比べて保守的であることを確認した。

(4)

総合評価
格納容器スプレイ冷却系の単一設計箇所について，当該設備に要求される格納容器の冷却機能が喪失する単一故障として，想定される最も過酷な条件となる全周破断を仮定した。結果として，単一設計箇所の機能喪失を仮定しても格納容器の最高使用圧力及び最高使用温度を超えることはなく，残留熱除去系 2 系統にてドライウェルスプレイを行うか，又は 1 系統をドライウェルスプレイ，もう 1 系統をサプレッション・プール冷却モードで運転することで格納容器の冷却機能を代替できることを確認した。また，動的機器の単一故障を想定する既設置許可の保守性を確認した。
12 条-4545

2.5

中央制御室換気系の基準適合性

(1)

設備概要
中央制御室換気系は，事故時に外気取入口を遮断し，フィルタユニット
を通る閉回路循環方式で運転することで放射性物質を除去し，運転員の被ばくを低減する。
本系統の機器は耐震Ｓクラスで設計している。
中央制御室換気系は，第2-10図に示すとおり，ダクトの一部が単一設計となっているが，その他の機器は動的機器を含め多重化されている。
当該ダクトの仕様を第2-16表に示す。

MO

MO

MO

MO

MO

MO

排風用ファン

RE
FO

(A)

(A)

冷却コイル

バグフィルタヘパフィルタチャコールフィルタ

ヘパフィルタ(B)

中央制御室

ヘパフィルタチャコールフィルタ

ヘパフィルタバグフィルタFO
AO

バグフィルタ

AO

冷却コイル

フィルタユニットFO

バグフィルタ

AO

空気調和機

(B)

AO

FO

循環運転ライン単一設計箇所第 2-10 図

中央制御室換気系系統概要図

12 条-46

46

第 2-16 表

ダクト仕様

運転圧力

運転温度

（kPa[gage]）（℃）

0.98 以下

10～40

機器
ダクト

厚さ（mm）

材料 ※0.6～1.2 等

亜鉛鉄板

※塗装なし

(2)

対象機器の影響評価
ａ．故障の可能性(a)

想定される故障に対する設計上の考慮
中央制御室換気系のダクトの信頼性について，想定される故障に対する設計上の考慮を第 2-17 表に示す。この結果，中央制御室換気系のダクトは十分な信頼性を有している。

第 2-17 表
機器想定される故障に対する設計上の考慮

想定される

設計上の考慮

故障

建屋内に設置したダクトは溶融亜鉛めっきが施され腐食ており，建屋内の環境下において腐食の発生を抑制する設計としている。
中央制御室換気系ダクトは，吸込部が中央制御室床

ダクト
面より離れた位置に配置しており，大きな異物が系閉塞

統に流入することはなく，ダクト口径も大きいこと
から閉塞が発生することはない。（当該ダクトの最小口径は 460 ㎜×460 ㎜である）

12 条-47

47

(b)

保守管理
ダクトは第 2-18 表に示す内容で，外観点検を定期的に行っており，有意な腐食は発生していないことを確認している。
また，第 2-19 表に示す内容で，保安規定に基づく定期試験により，系
統の健全性を確認している。
これにより，当該設備の健全性を確保することが可能である。
第 2-18 表

配管点検内容

想定される
機器

点検内容

経年劣化事
象
外観点検

ダクト

腐食

各部に有意な腐食・破損がないことを目視にて確認する。

第 2-19 表

定期試験内容定期試験

試験内容
中央制御室換気系（非常用循環系）を手

中央制御室非常用循環系
動で起動させ，各部に異常のないことを手動起動試験
確認する。

(c)

過去の故障実績
中央制御室換気系ダクトについて，過去の故障実績を工事報告書や不適合管理票により確認した結果，東海第二発電所においては機能性能に影響を与えるような故障は確認されていない。
しかし，自社のプラントにおいては中央制御室換気空調ダクトの腐

12 条-48

48

食孔や屋外ダクトの腐食による故障が発生している。また，原子力施設情報公開ライブラリー（ニューシア）等 ※ において共有されている
過去の故障事例も確認している。
この水平展開として，東海第二発電所では中央制御室換気系のダク
トの外観点検（1 回／年）により腐食等の有無を確認し，必要に応じて補修等を実施することとしている。また，外気取入口近傍のダクトについては，定期的に隔離弁を取り外し，開口部からダクト内面の腐食等の有無を目視にて点検することとしている。
以上から東海第二発電所では継続的に保守管理を改善しており，当該設備の機能性能に影響を与える故障が発生する可能性は低いと評価する。
※

ＢＷＲ事業者協議会（ＪＢＯＧ），一般社団法人原子力安全推進協会及び電気事業者連合会

ｂ．故障の仮定
中央制御室換気系ダクトの一部について，影響評価を実施する上で仮定する単一設計箇所の故障を検討した。上述のとおり，当該ダクトについては健全性を確保しており，軽微な腐食程度しか考えられず，運転条
件，環境条件等から最も過酷な条件を想定したとしても，全周破断の発生は考えられない。
しかしながら，系統機能を喪失させる故障を仮定する観点から，全周破断を仮定する。
なお，中央制御室換気系ダクトは，吸込部が中央制御室床面より離れた位置に配置しており，大きな異物が系統に流入することはなく，ダク
ト口径も大きいことから閉塞が発生することはない。

12 条-4949

ｃ．仮定した故障による影響評価
中央制御室換気系は，事故時に発生する雰囲気ガスに含まれる放射性物質をフィルタにて除去することにより，運転員の被ばくを低減するものである。このため，静的機器の故障を仮定した場合の影響評価として，運転員の被ばく評価を行う。
運転員の被ばく評価手法は，「原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）」（平成 21･07･27 原院第 1 号）
（以下「内規」という。）に従い実施することとし，前提とする事故については，内規に示される，主蒸気管破断（仮想事故）及び原子炉冷却材喪失（仮想事故）を評価対象とする。

(a)

故障箇所の想定
中央制御室換気系ダクトの単一設計箇所については，故障による影響を検討する上で，以下のように区分される。第 2-11 図に故障想定箇所の概要を示す。
区分①

中央制御室からの戻りダクト

区分②

フィルタユニットの吸込みダクト

区分③

フィルタユニット－空気調和機の連絡ダクト

区分④

中央制御室への給気ダクト

12 条-50

50

MO

MO

MO

MO

MO

MO

排風用ファン

区分①

区分②
区分④
RE
FO

(A)

(A)

冷却コイル

バグフィルタヘパフィルタチャコールフィルタ

ヘパフィルタバグフィルタ(B)

中央制御室

ヘパフィルタチャコールフィルタ

ヘパフィルタバグフィルタ

FO
AO

区分③

冷却コイル

フィルタユニット
FO

AO

バグフィルタ

AO

空気調和機

(B)

AO

FO

故障箇所
（全周破断）

循環運転ライン単一設計箇所第 2-11 図

故障想定箇所概要図

・区分① ： ダクトの全周破断箇所から，空気調和機の容量（42,500
m３ ／h）に相当する外気が流入するが，フィルタユニットの排風機の容量（5,100 m ３ ／h）に相当する空気がフィルタ処理され，系統に戻されるため，区分③と比べて，運転員の被ばく評
価への影響は小さい。
・区分② ： ダクトの全周破断を想定しても，破断口から流入した外気はフィルタユニットを通過し，処理された空気が中央制御室に送風されることから，運転員の被ばく評価への影響は小さい。
・区分③ ： ダクトの全周破断箇所から，フィルタユニットで処理した空気の全量（5,100 m ３ ／h）が系統外に流出し，フィルタを通過しない外気のみが中央制御室に送風されることになるため，運転員の被ばく評価への影響が大きくなる。
・区分④ ： 空気調和機の容量（42,500 m ３ ／h）に相当する空気が中
12 条-51

51

央制御室から引かれるため，それと同量の外気がダクトの全周破断箇所より中央制御室に流入することとなる。そのため，区分③とほぼ同様な条件となる。

以上より，評価上最も厳しくなる区分③を，保守的に故障想定箇所とする。

なお，二重化された部分であっても，単一設計部分に接続され隔離がなされない部分については，全周破断が発生した場合には両系統に影響を及ぼすが，単一設計箇所の評価に包絡されることを確認している。第 2-12 図に該当部を示す。
空気調和機は，構造及び運転条件等から瞬時に全周破断することはないため，全周破断の想定は不要である。

MOMO

排風用ファン
区分①-2

MO

MO

MO

MO

区分②-1

（区分①）

（区分②）

RE

区分④-2

(A)

ヘパフィルタチャコールフィルタ

ヘパフィルタバグフィルタ

(B)
（区分③）

冷却コイル

バグフィルタ

区分③-1

FO

区分④-1

区分③-2

区分②-2
AO

(A)

中央制御室

区分①-3

冷却コイル

ヘパフィルタチャコールフィルタ

ヘパフィルタバグフィルタFO
AO

バグフィルタAO

フィルタユニット

区分①-1

空気調和機

FO

(B)

AO

FO

（区分④）

単一設計箇所
単一設計箇所との接続ダクト

第2-12図中央制御室換気系

故障想定箇所12 条-52

52

・区分①-1 ：外気が流入するが，区分①に比べ少ない。
・区分①-2 ：外気が流入するが，区分①に比べ少ない。
・区分①-3 ：ダクト内の全量放出を想定した区分①に包絡される。
・区分②-1 ：流入した外気は全量フィルタ処理される。
・区分②-2 ：流入した外気は全量フィルタ処理される。
・区分③-1 ：ダクト内の全量放出を想定した区分③に包絡される。
・区分③-2 ：ダクト内の全量放出を想定した区分③に包絡される。
・区分④-1 ：ダクト内の全量放出を想定した区分④に包絡される。
・区分④-2 ：外気が流入するが，区分④に比べ少ない。

(b)

故障の発生時期
故障が発生する時期は，設置許可基準規則の解釈第 12 条の第 5 項に基づき，事故発生から 24 時間後とする。

(c)

評価条件
内規に基づく中央制御室換気系の評価と，追加で単一設計箇所の静的機器の故障を考慮した影響評価の評価条件の比較を第 2-20 表に示す。なお，評価に当たっては，保守的に中央制御室換気系ダクトの破断箇所の修復は行わないものとし，ダクト破断後は外気が中央制御室
内に流入し続けるものする。

12 条-53

53

第 2-20 表
項目

評価条件の比較影響評価

中央制御室換気系

内規に基づく評価※

事故発生 15 分後 ※ ～30 日：

事故発生より15分後 ～24時間の機能

非常用循環流量：5,100m３ ／h

再循環流量:5,100m３ ／h

0m３ ／h

外気取込量:3,400m３ ／h

外気取込量

：

インリーク

：1回／h

（間欠：27 時間循環運転後 3 時
間外気取込）

24時間～30日

インリーク:1回／h

非常用循環流量：

3

0m ／h

外気取込量

：45,900m3／h

インリーク

：1回／h

※：事故発生後に手動操作にて非常用循環系ファンを起動させるが，時間余裕を考慮して事故発生より15分後に起動させるものとする。

(d)

評価結果
主蒸気管破断（仮想事故）を前提とした事故発生後 30 日間について，中央制御室換気系ダクトの単一設計箇所の故障を考慮した運転員の線量評価の結果は約 2.7mSv であり，判断基準（実効線量 100mSv 以下）を満足することを確認した。評価結果を第 2-21 表に示す。なお，
原子炉冷却材喪失（仮想事故）については約 2.1mSv となった。
第 2-21 表 評価結果
（単位：mSv）
項目

室内滞在時

入退域時

影響評価

内規に基づく評価

建物内放射性物質からの直接線
及びスカイシャイン線による被ばく

約 1.3×10－４

約 1.3×10－４大気中放射性物質による被ばく

約 9.2×10－３

約 9.2×10－３

約 2.6×10０

約 1.5×10０

約 2.1×10－３

約 2.1×10－３

約 9.4×10－２

約 9.4×10－２

約 2.7×10０

約 1.6×10０

室内に取り込まれる放射性物質による被ばく
建物内放射性物質からの直接線
及びスカイシャイン線による被ばく
大気中放射性物質による被ばく
合計

12 条-5454

ｄ．安全上支障のない期間の考え方
以上の通り，静的機器の単一故障が発生し，かつ(3)に示す修復を行わないと仮定しても，判断基準である運転員の線量限度１００ｍＳｖを下回る程度の影響度合いであることを確認した。これにより，(3)に示す修復作業期間は，安全上支障のない期間であることを確認した。

(3)

故障箇所の修復
ａ．検知性
中央制御室換気系ダクト（単一設計箇所及び二重化された部分）に全周破断が発生した場合は，中央制御室での確認（中央制御室エリア放射線モニタの指示値上昇，通風口からの破断音）及び現場確認（視覚，聴覚，触覚）により，全周破断箇所の特定は可能である。なお，故障の位
置や大きさによっては中央制御室での検知は困難であるが，巡視点検に
より異常の有無を現場で検知することができる。
また，現場確認の範囲は限定（約11m×約61m）されており，確認に長時間を要しない。全周破断発生直後における当該区域の雰囲気線量率はフィルタに2mまで接近した厳しい条件で評価しても約5.2×10 －２ mSv／h
であるため現場確認は十分可能である。
ｂ．修復性
ダクトの修復作業は，破断箇所を特定した後，あらかじめ用意した修復用資機材を用いて，以下の手順で行う。修復作業の一例を第2-13図に示す。
なお，現場確認により，単一設計箇所と二重化された箇所でダクトの形状（直管，エルボ管，分岐管，床貫通部）に違いはないことを確認しており，修復方法も様々なダクト形状に対応できる工法であることから，
12 条-5555

いずれの箇所で故障が発生した場合でも修復可能である。
① 準備作業（修復用資機材運搬等）
・修復用資機材は発電所構内に保管する。
・修復用資機材は使用環境（耐圧性，耐熱性）を考慮した仕様のものを準備する。
② 修復箇所の作業性を確保する（高所の場合は足場を設置する）。
③ 破断面のバリ等の凹凸を除去する。
④ ダクト破断箇所に，修復用資機材（ゴムシート，当て板等）を取
り付ける。

バンド
ゴムシート＋金属金網

破断面

第2-13図ダクトの修復イメージ

修復は破断箇所を特定した後に行うため，足場設置箇所が限定できることから，足場の組立作業を含めても2日間程度で修復可能である。
なお，当該作業を実施するに当たり，必要な隔離作業はファンの電源“切”及びスイッチの停止操作のみであり，手動による弁の閉止操作は必要ない。
また，修復作業については協力会社を含めた作業員の召集体制，資機材の準備，作業手順，訓練の実施等の必要事項を今後社内規程として整12 条-56

56

備する。

ｃ．修復作業での被ばく評価
中央制御室換気系ダクトの修復を行う際の前提を条件が厳しくなる主蒸気管破断（仮想事故）として，以下の条件で被ばく評価を行った。
・ 事故発生から24時間後の線量率を用いる。
・ 1人当たりの作業時間を12時間とする。
・ 作業場所は単一設計箇所でフィルタに最も接近するフィルタから2mの位置とする。
・ 保守的にマスク等の防護装備の効果は見込まない。
評価の結果，作業員の被ばく線量は約 6.2×10－１ mSv となり，災害発
生時の復旧作業であることから緊急作業時の線量限度（100mSv）と比較
すると，それを下回っていることを確認した。評価結果を第 2-22 表に示す。

第 2-22 表

ダクト修復作業の被ばく評価

作業内容

線量率（mSv／h）

実効線量（mSv）

ダクト修復（全周破断）

約5.2×10 －２

約6.2×10－１

ｄ．修復後について
中央制御室換気系の静的機器の単一故障箇所についてゴムシート，当て板等で修復することとしているが，これらは早期に安全機能を回復し，故障の影響を低減させることを目的とした応急処置である。したがって，
事故収束後は故障箇所に対して技術基準に適合する取替・修理を行う。

12 条-57

57

(4)

総合評価
中央制御室換気系ダクトのうち単一設計の箇所について，当該設備に要求される原子炉制御室非常用換気空調機能が喪失する想定として，最も過酷な条件になると想定されるダクトの全周破断を仮定した。
これまでの評価により，運転員の被ばくによる実効線量の評価値，及び修復作業に従事する作業員の被ばくによる実効線量の評価値はいずれも判断基準を満足することから，単一設計箇所の静的機器の故障が安全上支障のない期間に確実に除去又は修復できることを確認した。
以上から，基準に適合している。

12 条-5858

1)異常状態発生時に原子炉を緊急に停止し，残留熱を除去し，原子炉冷却材圧力バウ
ンダリの過圧を防止し，敷地
周辺公衆への過度の放射線の影響を防止する構築物，系
統及び機器

ＰＳ－１

ＭＳ－１

定義

その損傷又は故障により発生する事象によって，(a)炉心の著しい損傷，又は(b)燃料の大量の破損を引き起こすおそれのある構築物，系統及び機器

分類

1)原子炉の緊急停止
機能3)炉心形状の維持機
能2)過剰反応度の印加
防止機能

1)原子炉冷却材圧力バウンダリ機能機能重要度分類指針

原子炉圧力容器原子炉再循環ポンプ
配管，弁

原子炉停止系の制御棒による系（制御棒及び制御棒駆動系（スクラム機
能））

炉心支持構造物（炉心シュラウド，シュラウドサ
ポート，上部格子板，炉心支持板，制御棒案内管），燃料集合体（ただし，燃料を除く。
）

東海第二発電所

制御棒駆動機構ハウジング
中性子束計装管ハウジング
制御棒カップリング
制御棒駆動機構カップリング
炉心シュラウドシュラウドサポート
上部格子板
炉心支持板
燃料支持金具
制御棒案内管制御棒駆動機構ハウジング
燃料集合体（上部タイプレート）
燃料集合体（下部タイプレート）
燃料集合体（スペーサ）
燃料集合体
チャンネルボックス
制御棒
制御棒案内管制御棒駆動機構
水圧制御ユニット（スクラム
原子炉停止系の制御 パイロット弁，スクラム弁，
棒による系
アキュムレータ，窒素容器，
配管，弁）

原子炉冷却材圧力バウ
ンダリを構成する機器・配管系（計装等の小口径 隔離弁配管・機器は除く。
）

制御棒カップリング

抽出表

構築物，系統又は機器

重要度の特に高い安全機能を有する系統【No.1】原子炉の緊急
停止機能

（対象外）

【No.22】原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する配管の隔離
機能

（対象外）

重要度が特に高い安
全機能(設置許可基準
規則の解釈第 12 条)

添付 1

12 条-添付 1-1

59

12 条-添付 1-2

60

ＭＳ－１

分類

1)異常状態発生時に原子炉を緊急に停止し，残留熱を除去し，原子炉冷却材圧力バウ
ンダリの過圧を防止し，敷地
周辺公衆への過度の放射線の影響を防止する構築物，系
統及び機器

定義

4)原子炉停止後の除熱機能

逃がし安全弁（安全弁としての開機能）3)原子炉冷却材圧力バウンダリの過圧防止機能

残留熱を除去する系統（残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード），原
子炉隔離時冷却系，高圧
炉心スプレイ系，逃がし
安全弁（手動逃がし機
能），自動減圧系（手動逃がし機能））

原子炉停止系（制御棒による系，ほう酸水注入系）

2)未臨界維持機能機能

重要度分類指針

残留熱除去系（ポンプ，熱交換器，原子炉停止時冷却モードのルートとなる配管及び弁）残留熱除去系
熱交換器バイパス配管及び弁
原子炉隔離時冷却系（ポンプ，サプレッション・プー
ル，タービン，サプレッション・プールから注水先までの配管，弁）タービンへの蒸気供給配管，
弁
ポンプミニマムフローライン
配管，弁
原子炉隔離時冷却系
サプレッション・プールスト
レーナ
潤滑油冷却器及びその冷却器までの冷却水供給配管
高圧炉心スプレイ系（ポンプ，サプレッション・プー
ル，サプレッション・プールからスプレイ先までの配管，弁，スプレイヘッダ）

逃がし安全弁（安全弁開機能）

制御棒
制御棒カップリング
制御棒駆動機構カップリング
原子炉停止系の制御 制御棒駆動機構
棒による系
制御棒駆動機構ハウジング
ほう酸水注入系（ほう酸水注入ポンプ，注入弁，タンク出口弁，ほう酸水貯蔵タンク，ポンプ吸込配管及び弁，注入配管及び弁）構築物，系統又は機器

東海第二発電所【No.4】原子炉停止後における除熱のための崩壊熱除去機能【No.5】原子炉停止後における除熱のための原子炉が隔離された場合の注水機能【No.3】原子炉冷却材
圧力バウンダリの過圧防止機能【No.4】原子炉停止後における除熱のための崩壊熱除去機能【No.2】未臨界維持機
能重要度が特に高い安
全機能(設置許可基準
規則の解釈第 12 条)

12 条-添付 1-3

61

ＭＳ－１

分類

機能

4)原子炉停止後の除熱機能定義

1)異常状態発生時に原子炉を緊急に停止し，残留熱を除去し，原子炉冷却材圧力バウ
ンダリの過圧を防止し，敷地
周辺公衆への過度の放射線の影響を防止する構築物，系
統及び機器

重要度分類指針

残留熱を除去する系統（残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード），原
子炉隔離時冷却系，高圧
炉心スプレイ系，逃がし
安全弁（手動逃がし機
能），自動減圧系（手動逃がし機能））

サプレッション・プールスト
レーナ

駆動用窒素源（アキュムレー
タ，アキュムレータから逃がし安全弁までの配管，弁）自動減圧系（手動逃がし機能）
駆動用窒素源（アキュムレー
タ，アキュムレータから逃がし安全弁までの配管，弁）

原子炉圧力容器から逃がし安全弁までの主蒸気配管

自動減圧系（手動逃がし機能）

逃がし安全弁（手動
逃がし機能）

原子炉圧力容器から逃がし安全弁までの主蒸気配管

逃がし安全弁（手動逃がし機能）

高圧炉心スプレイ系

ポンプミニマムフローライン
配管，弁構築物，系統又は機器

東海第二発電所【No.21】圧縮空気供給機能【No.4】原子炉停止後における除熱のための崩壊熱除去機能【No.6】原子炉停止後における除熱のための原子炉が隔離された場合の圧力逃がし機能【No.21】圧縮空気供給機能

重要度が特に高い安
全機能(設置許可基準
規則の解釈第 12 条)【No.4】原子炉停止後における除熱のための崩壊熱除去機能【No.5】原子炉停止後における除熱のための原子炉が隔離された場合の注水機能【No.4】原子炉停止後における除熱のための崩壊熱除去機能【No.6】原子炉停止後における除熱のための原子炉が隔離された場合の圧力逃がし機能12 条-添付 1-462

定義1)異常状態発生時に原子炉を緊急に停止し，残留熱を除去し，原子炉冷却材圧力バウ
ンダリの過圧を防止し，敷地
周辺公衆への過度の放射線の影響を防止する構築物，系
統及び機器

分類

ＭＳ－１

5)炉心冷却機能

機能

重要度分類指針

非常用炉心冷却系（低圧
炉心スプレイ系，低圧注
水系，高圧炉心スプレイ
系，自動減圧系）

低圧炉心スプレイ系（ポンプ，サプレッション・プー
ル，サプレッション・プールからスプレイ先までの配管，弁，スプレイヘッダ）
ポンプミニマムフローライン
配管，弁
低圧炉心スプレイ系
サプレッション・プールスト
レーナ
残留熱除去系（低圧注水モード）（ポンプ，サプレッ
ション・プール，サプレッション・プールから注水先までの配管，弁（熱交換器バイパスライン含む），注
水ヘッダ）
ポンプミニマムフローライン
配管，弁残留熱除去系
サプレッション・プールスト
レーナ
高圧炉心スプレイ系（ポンプ，サプレッション・プー
ル，サプレッション・プールからスプレイ先までの配管，弁，スプレイヘッダ）
ポンプミニマムフローライン
配管，弁
高圧炉心スプレイ系
サプレッション・プールスト
レーナ

構築物，系統又は機器

東海第二発電所【No.7】事故時の原子炉の状態に応じた炉
心冷却のための原子炉内高圧時における注水機能【No.8】事故時の原子炉の状態に応じた炉
心冷却のための原子炉内低圧時における
注水機能

重要度が特に高い安
全機能(設置許可基準
規則の解釈第 12 条)

12 条-添付 1-5

63

ＭＳ－１

分類

1)異常状態発生時に原子炉を緊急に停止し，残留熱を除去し，原子炉冷却材圧力バウ
ンダリの過圧を防止し，敷地
周辺公衆への過度の放射線の影響を防止する構築物，系
統及び機器

定義

6)放射性物質の閉じ込め機能，放射線の遮
へい及び放出低減機
能5)炉心冷却機能

機能

重要度分類指針

原子炉格納容器，原子炉
格納容器隔離弁，原子炉
格納容器スプレイ冷却系，原子炉建屋，非常用
ガス処理系，非常用再循環ガス処理系，可燃性ガ
ス濃度制御系

非常用炉心冷却系（低圧
炉心スプレイ系，低圧注
水系，高圧炉心スプレイ
系，自動減圧系）

重要度が特に高い安
全機能(設置許可基準
規則の解釈第 12 条)【No.7】事故時の原子炉の状態に応じた炉
心冷却のための原子炉内高圧時における注水機能【No.9】事故時の原子炉の状態に応じた炉
心冷却のための原子炉内高圧時における減圧系を作動させる機能

駆動用窒素源（アキュムレー【No.21】圧縮空気供タ，アキュムレータから逃が給機能
し安全弁までの配管，弁）格納容器（格納容器本体，貫通部，所員用エアロック，
機器搬入ハッチ）
ダイヤフラムフロア
ベント管
（対象外）
スプレイ管
格納容器
ベント管付き真空破壊弁
逃がし安全弁排気管のクエン
チャ
原子炉建屋（原子炉建屋原子炉棟）
原子炉建屋常用換気空調系隔
原子炉建屋
（対象外）
離弁
【No.23】原子炉格納容器バウンダリを構
格納容器隔離弁及び格納容器バウンダリ配管
成する配管の隔離機
能
主蒸気隔離弁駆動用空気又は原子炉格納容器隔離
窒素源（アキュムレータ，ア 【No.21】圧縮空気供弁及び格納容器バウ
キュムレータから主蒸気隔離 給機能
ンダリ配管
弁までの配管，弁）自動減圧系（逃がし安全弁）

原子炉圧力容器から逃がし安全弁までの主蒸気配管

自動減圧系（逃がし安全弁）

構築物，系統又は機器

東海第二発電所

12 条-添付 1-6

64

ＭＳ－１

分類

1)工学的安全施設及び原子炉停止系への作動信号の発生機能6)放射性物質の閉じ込め機能，放射線の遮
へい及び放出低減機
能1)異常状態発生時に原子炉を緊急に停止し，残留熱を除去し，原子炉冷却材圧力バウ
ンダリの過圧を防止し，敷地
周辺公衆への過度の放射線の影響を防止する構築物，系
統及び機器

2)安全上必須なその他の構
築物，系統及び機器

機能定義

重要度分類指針

安全保護系

原子炉格納容器，原子炉
格納容器隔離弁，原子炉
格納容器スプレイ冷却系，原子炉建屋，非常用
ガス処理系，非常用再循環ガス処理系，可燃性ガ
ス濃度制御系

乾燥装置（乾燥機能部分）【No.10】格納容器又は放射性物質が格納
容器から漏れ出た場
所の雰囲気中の放射性物質の濃度低減機
能【No.11】格納容器の冷却機能重要度が特に高い安
全機能(設置許可基準
規則の解釈第 12 条)（対象外）

可燃性ガス濃度制御系（再結合装置，格納容器から再結合装置までの配管，弁，再結合装置から格納容器ま 【No.12】格納容器内での配管，弁）の可燃性ガス濃度制
可燃性ガス濃度制御 残留熱除去系（再結合装置へ 御機能系の冷却水供給を司る部分）
排気筒（非常用ガス処理系排気筒の支持機能）（対象外）
遮蔽設備（原子炉遮蔽壁，一次遮蔽壁，二次遮蔽壁）【No.24】原子炉停止
系に対する作動信号
原子炉緊急停止の安全保護回路（常用系として作動させるものを除く）の発生機能【No.25】工学的安全・非常用炉心冷却系作動の安全保護回路
施設に分類される機・原子炉格納容器隔離の安全保護回路器若しくは系統に対・原子炉建屋ガス処理系作動の安全保護回路
する作動信号の発生・主蒸気隔離の安全保護回路
機能

原子炉建屋ガス処理
系

主蒸気流量制限器
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）（ポンプ，熱交換器，サプレッション・プール，サプレッション・プールからスプレイ先（ドライウェル及びサプ
レッション・プール気相部）までの配管，弁，スプレ
イヘッダ（ドライウェル及びサプレッション・プー
ル））
ポンプミニマムフローラインの配管，弁残留熱除去系
サプレッション・プールスト
レーナ
原子炉建屋ガス処理系（乾燥装置，排風機，フィルタ装置，原子炉建屋原子炉棟吸込口から排気筒頂部までの配管，弁）構築物，系統又は機器

東海第二発電所

12 条-添付 1-7652)安全上必須なその他の構
築物，系統及び機器

定義2)安全上特に重要な
関連機能

機能

非常用所内電源系，制御室及びその遮蔽・非常用
換気空調系，非常用補機
冷却水系，直流電源系（いずれも，ＭＳ－１関連のもの）※直接海水冷却のため，海水系が補機冷却の機能を有する。

ＭＳ－１

分類

重要度分類指針【No.20】原子炉制御室非常用換気空調機
能（対象外）【No.13】非常用交流
電源から非常用の負荷に対し電力を供給する機能【No.15】非常用の交流電源機能

重要度が特に高い安
全機能(設置許可基準
規則の解釈第 12 条)計装制御電源系（ＭＳ－１関連）

直流電源系（蓄電池，蓄電池から非常用負荷までの配電設備及び電路（ＭＳ－１関連））【No.14】非常用直流
電源から非常用の負荷に対し電力を供給する機能【No.16】非常用の直流電源機能【No.17】非常用の計測制御用電源機能

残留熱除去系海水系（ポンプ，熱交換器，配管，弁，※ストレーナ（ＭＳ－１関連））【No.18】補機冷却機
能ディーゼル発電機海水系（ポンプ，配管，弁，ストレ 【No.19】冷却用海水
供給機能
ーナ）

非常用所内電源系（ディーゼル機関，発電機，発電機
から非常用負荷までの配電設備及び電路）
燃料系
始動用空気系（機関～空気だめ）
非常用所内電源系
吸気系
冷却水系
中央制御室及び中央制御室遮蔽
中央制御室換気空調系（放射線防護機能及び有毒ガ
ス防護機能）（非常用再循環送風機，非常用再循環フ
ィルタ装置，空調ユニット，送風機，排風機，ダクト
及びダンパ）

構築物，系統又は機器

東海第二発電所

12 条-添付 1-8

66

ＰＳ－２

分類

2)通常運転時及び運転時の異常な過渡変化時に作動を要求されるものであって，その故障により，炉心冷却が損なわれる可能性の高い構築
物，系統及び機器

1)その損傷又は故障により発生する事象によって，炉心の著しい損傷又は燃料の大量の破損を直ちに引き起こ
すおそれはないが，敷地外への過度の放射性物質の放出のおそれのある構築物，系統
及び機器

定義

燃料取扱設備

3)燃料を安全に取り扱う機能

放射性気体廃棄物処理系（活性炭式希ガスホールドアップ装置）
使用済燃料プール（使用済燃料貯蔵ラックを含む）
新燃料貯蔵庫（臨界を防止する機能）（新燃料貯蔵ラック）
使用済燃料乾式貯蔵容器
燃料交換機
原子炉建屋クレーン
使用済燃料乾式貯蔵建屋天井クレーン
燃料取扱設備原子炉ウェル

逃がし安全弁（吹き止ま逃がし安全弁（吹き止まり機能に関連する部分）
り機能に関連する部分）

放射性廃棄物処理施設（放射能インベントリの大きいもの），使用済
燃料プール（使用済燃料貯蔵ラックを含む。
）

1)安全弁及び逃がし
弁の吹き止まり機能

原子炉冷却材浄化系（原子炉冷却材圧力バウンダリ
から外れる部分）

構築物，系統又は機器

東海第二発電所

主蒸気系，原子炉冷却材
主蒸気系
浄化系（いずれも，格納容器隔離弁の外側のみ）
原子炉隔離時冷却系タービン蒸気供給ライン（原子炉冷却材圧力バウンダリから外れる部分であって外側隔離弁下流からタービン止め弁まで）

2)原子炉冷却材圧力バウンダリに直接接続されていないものであって，放射性物質を貯蔵する機能1) 原子炉冷却材を内蔵する機能（ただし，原子炉冷却材圧力バ
ウンダリから除外されている計装等の小口径のもの及びバウンダリに直接接続されていないものは除く。
）

機能

重要度分類指針（対象外）

重要度が特に高い安
全機能(設置許可基準
規則の解釈第 12 条)

12 条-添付 1-9

67

ＭＳ－２

分類

2)異常状態への対応上特に重要な構築物，系統及び機器

1)ＰＳ－２の構築物，系統及び機器の損傷又は故障により敷地周辺公衆に与える放射線の影響を十分小さくす
るようにする構築物，系統及び機器

定義1)事故時のプラント状態の把握機能2)放射性物質放出の防止機能

1)燃料プール水の補給機能

機能

重要度分類指針

事故時監視計器の一部

燃料集合体落下事故時
放射能放出を低減する
系

放射性気体廃棄物処理
系の隔離弁，排気筒（非常用ガス処理系排気管の支持機能以外）

非常用補給水系

原子炉建屋常用換気空調系隔離弁・原子炉格納容器圧力・サプレッション・プール水温度・原子炉格納容器エリア放射線量率（高レンジ）

・原子炉水位（広帯域，燃料域）
・原子炉圧力

原子炉建屋ガス処理系
原子炉建屋ガス処理 乾燥装置
系
排気筒
・中性子束（起動領域計装）
・原子炉スクラム用電磁接触器の状態
・制御棒位置

原子炉建屋

原子炉建屋原子炉棟

燃料プール冷却浄化系の燃料プール入口逆止弁

排気筒

放射性気体廃棄物処理系（オフガス系）隔離弁

残留熱除去系（ポンプ，サプレッション・プール，サプレッション・プールから燃料プールまでの配管，
弁）
ポンプミニマムフローラインの配管，弁残留熱除去系
サプレッション・プールスト
レーナ

構築物，系統又は機器

東海第二発電所【No.26】事故時の原子炉の停止状態の把握機能【No.27】事故時の炉心冷却状態の把握機
能【No.28】事故時の放射能閉じ込め状態の
把握機能

（対象外）

重要度が特に高い安
全機能(設置許可基準
規則の解釈第 12 条)

12 条-添付 1-10

68

ＰＳ－３

2)異常状態への対応上特に重要な構築物，系統及び機器

ＭＳ－２1)異常状態の起因事象となるものであって，ＰＳ－１及びＰＳ－２以外の構築物，系
統及び機器

定義

分類

3)放射性物質の貯蔵機能

原子炉再循環系

2)原子炉冷却材の循
環機能
サプレッションプール
水排水系，復水貯蔵タン
ク，放射性廃棄物処理施設（放射性インベントリの小さいもの）計装配管，試料採取管

ＢＷＲには対象機能なし制御室外原子炉停止装置（安全停止に関連する
もの）

事故時監視計器の一部

1)原子炉冷却材保持機能（ＰＳ－１，ＰＳ－２以外のもの）3)制御室外からの安全停止機能

2)異常状態の緩和機
能1)事故時のプラント状態の把握機能機能重要度分類指針

液体廃棄物処理系（低電導度廃液収集槽，高電導度廃液収集槽）
固体廃棄物処理系（ＣＵＷ粉末樹脂沈降分離槽，使用済樹脂槽，濃縮廃液タンク，固体廃棄物貯蔵庫（ドラム缶））

復水貯蔵タンク

計装配管，弁
試料採取管，弁ドレン配管，弁ベント配管，弁
原子炉再循環ポンプ，配管，弁，ライザー管（炉内），
ジェットポンプ

制御室外原子炉停止装置（安全停止に関連するもの）
の操作回路

（対象外）

［低温停止への移行］
・原子炉圧力・原子炉水位（広帯域）［ドライウェルスプレイ］
・原子炉水位（広帯域，燃料域）
・原子炉格納容器圧力［サプレッション・プール冷却］・原子炉水位（広帯域，燃料域）
・サプレッション・プール水温度［可燃性ガス濃度制御系起動］
・原子炉格納容器水素濃度
・原子炉格納容器酸素濃度

構築物，系統又は機器

東海第二発電所（対象外）【No.29】事故時のプラント操作のための情報の把握機能

重要度が特に高い安
全機能(設置許可基準
規則の解釈第 12 条)

12 条-添付 1-11

69

ＰＳ－３

分類

1)異常状態の起因事象となるものであって，ＰＳ－１及びＰＳ－２以外の構築物，系
統及び機器

定義

4)電源供給機能（非常用を除く。
）

3)放射性物質の貯蔵機能

機能

重要度分類指針

給水加熱器保管庫

新燃料貯蔵庫新燃料貯蔵ラック

セメント混練固化装置及び雑固体減容処理設備（液体及び固体の放射性廃棄物処理系）
発電機及びその励磁装置（発電機，励磁機）
固定子冷却装置
発電機水素ガス冷却装置
発電機及び励磁装置
軸密封油装置
励磁電源系
蒸気タービン（主タービン，主要弁，配管）
主蒸気系（主蒸気／駆動源）
蒸気タービン
タービン制御系
タービン潤滑油系
復水系（復水器を含む）（復水器，復水ポンプ，配管
タービン，発電機及びそ ／弁）の励磁装置，復水系（復復水器空気抽出系（蒸気式
復水系（復水器含む）
水器を含む。
），給水系，
空気抽出系，配管／弁）
循環水系，送電線，変圧 給水系（電動駆動給水ポンプ，タービン駆動給水ポン
器，開閉所
プ，給水加熱器，配管／弁）
給水系
駆動用蒸気
循環水系（循環水ポンプ，配管／弁）
取水設備（屋外トレンチを
循環水系含む）
常用所内電源系（発電機又は外部電源系から所内負荷までの配電設備及び電路（ＭＳ－１関連以外））
直流電源系（蓄電池，蓄電池から常用負荷までの配電設備及び電路（ＭＳ－１関連以外））
計測制御電源系（電源装置から常用計測制御装置までの配電設備及び電路（ＭＳ－１関連以外））

サプレッション・プール
水排水系，復水貯蔵タン
ク，放射性廃棄物処理施設（放射性インベントリの小さいもの）構築物，系統又は機器

東海第二発電所（対象外）

重要度が特に高い安
全機能(設置許可基準
規則の解釈第 12 条)

12 条-添付 1-12

70

ＰＳ－３

分類

1)異常状態の起因事象となるものであって，ＰＳ－１及びＰＳ－２以外の構築物，系
統及び機器

定義

6)プラント運転補助機能5)プラント計測・制御機能（安全保護機能を除く。
）

4)電源供給機能（非常
用を除く。
）

機能

重要度分類指針

所内ボイラ，計装用圧縮空気系

タービン，発電機及びその励磁装置，復水系（復水器を含む。
），給水系，
循環水系，送電線，変圧器，開閉所
原子炉制御系（制御棒価値ミニマイザを含む。
），
原子炉核計装，原子炉プ
ラントプロセス計装
補助ボイラ設備（補助ボイラ，給水タンク，給水ポン
プ，配管／弁）補助ボイラ設備
電気設備（変圧器）
所内蒸気系及び戻り系（ポンプ，配管／弁）計装用圧縮空気設備（空気圧縮機，中間冷却器，配管，
弁）
後部冷却器
計装用圧縮空気設備
気水分離器
空気貯槽
原子炉補機冷却水系（原子炉補機冷却ポンプ，熱交換器，配管／弁）タービン補機冷却水系（タービン補機冷却ポンプ，熱交換器，配管／弁）
タービン補機冷却水
サージタンク系
タービン補機冷却海水系（補機冷却海水ポンプ，配管／弁，ストレーナ）
復水補給水系（復水移送ポンプ，配管／弁）
復水補給水系
復水貯蔵タンク

・原子炉制御系（制御棒価値ミニマイザを含む）
・原子炉核計装・原子炉プラントプロセス計装

送電線
変圧器（所内変圧器，起動変圧器，予備変圧器，電路）
油劣化防止装置
変圧器
冷却装置
開閉所（母線，遮断機，断路器，電路）

構築物，系統又は機器

東海第二発電所（対象外）

重要度が特に高い安
全機能(設置許可基準
規則の解釈第 12 条)

12 条-添付 1-13

71

ＰＳ－３

ＭＳ－３

2)原子炉冷却材中放射性物
質濃度を通常運転に支障のない程度に低く抑える構築
物，系統及び機器

1)運転時の異常な過渡変化があっても，ＭＳ－１，ＭＳ－２とあいまって，事象を緩和する構築物，系統及び機器

定義

分類

原子炉冷却材再循環系（再循環ポンプトリッ
プ機能，制御棒引抜監視装置）
制御棒駆動水圧系，原子炉隔離時冷却系

3)原子炉冷却材の補給機能

逃がし安全弁（逃がし弁機能），タービンバイパ
ス弁

原子炉冷却材浄化系，復
水浄化系

燃料被覆管

2)出力上昇の抑制機
能1)原子炉圧力の上昇の緩和機能

2)原子炉冷却材の浄化機能

1)核分裂生成物の原
子炉冷却材中への放
散防止機能

機能

重要度分類指針

制御棒駆動水圧系（ポンプ，復水貯蔵タンク，復水貯
蔵タンクから制御棒駆動機構までの配管，弁）ポンプサクションフィルタ
制御棒駆動水圧系
ポンプミニマムフローライ
ン配管，弁・原子炉再循環制御系
・制御棒引き抜き阻止回路
・選択制御棒挿入回路

燃料被覆管
上／下部端栓
タイロッド
原子炉冷却材浄化系（再生熱交換器，非再生熱交換器，ＣＵＷポンプ，ろ過脱塩装置，配管，弁）復水浄化系（復水ろ過装置，復水脱塩装置，配管，弁）逃がし安全弁（逃がし弁機能）
原子炉圧力容器から逃がし安全弁までの主蒸気配管
逃がし安全弁（逃がし 駆動用窒素源（アキュムレ
弁機能）ータ，アキュムレータから逃がし安全弁までの配管，
弁）
タービンバイパス弁
原子炉圧力容器からタービ
ンバイパス弁までの主蒸気配管
タービンバイパス弁
駆動用油圧源（アキュムレータ，アキュムレータから
タービンバイパス弁までの配管，弁）構築物，系統又は機器

東海第二発電所

（対象外）

（対象外）

重要度が特に高い安
全機能(設置許可基準
規則の解釈第 12 条)

12 条-添付 1-14

72

ＭＳ－３

分類

1)緊急時対策上重要なもの及び異常状態の把握機能

3)原子炉冷却材の補給機能

1)運転時の異常な過渡変化があっても，ＭＳ－１，ＭＳ－２とあいまって，事象を緩和する構築物，系統及び機器

2)異常状態への対応上必要な構築物，系統及び機器

機能

定義

重要度分類指針

原子力発電所緊急時対策所，試料採取系，通信連絡設備，放射能監視設
備，事故時監視計器の一部，消火系，安全避難通路，非常用照明

制御棒駆動水圧系，原子炉隔離時冷却系

事故時監視計器の一部
消火系（水消火設備，泡消火設備，二酸化炭素消火設
備，等）
消火ポンプ
消火系
ろ過水タンク
火災検出装置（受信機含む）

放射線監視設備

原子炉隔離時冷却系（ポンプ，タービン，サプレッション・プール，サプレッション・プールから注水先までの配管，弁）タービンへの蒸気供給配管，弁ポンプミニマムフローライ
原子炉隔離時冷却系
ン配管，弁潤滑油冷却系及びその冷却器までの冷却水供給配管
緊急時対策所
情報収集設備
通信連絡設備緊急時対策所
資料及び器材
遮蔽設備
試料採取系（異常時に必要な下記の機能を有するもの。原子炉冷却材放射性物質濃度サンプリング分析，
原子炉格納容器雰囲気放射性物質濃度サンプリング
分析）
通信連絡設備（1 つの専用回路を含む複数の回路を有する通信連絡設備）

構築物，系統又は機器

東海第二発電所（対象外）

主排気筒放射線モニ
タ計装のみ【No.29】事故時のプラント操作のための情報の把握機能

（対象外）

（対象外）

重要度が特に高い安
全機能(設置許可基準
規則の解釈第 12 条)

12 条-添付 1-15

73

機能1)緊急時対策上重要なもの及び異常状態
の把握機能

定義

2)異常状態への対応上必要な構築物，系統及び機器

分類

ＭＳ－３

重要度分類指針

原子力発電所緊急時対策所，試料採取系，通信連絡設備，放射能監視設
備，事故時監視計器の一部，消火系，安全避難通路，非常用照明
非常用照明

安全避難通路

安全避難通路

構築物，系統又は機器

安全避難用扉

防火扉，防火ダンパ，耐火壁，隔壁（消火設備の機能を維持担保するために必要なもの）東海第二発電所（対象外）

重要度が特に高い安
全機能(設置許可基準
規則の解釈第 12 条)

【補足】間接関連系について

重要度の特に高い安全機能を有する系統抽出表においては，当該系の機能遂
行に直接必要のない構築物，系統及び機器であるため，間接関連系の記載を省略している。
間接関連系の確認にあたっては，当該系及び直接関連系と同様に，安全機能を有する電気・機械装置の重要度分類指針（JEAG4612-2010，社団法人日本電気協会）及び安全機能を有する計測制御装置の設計指針（JEAG4611-2009，社
団法人日本電気協会）を参考として抽出しているが，ここではその妥当性を示す。

(1)

間接関連系と整理した構築物，系統及び機器が重要度の特に高い安全機能を有する当該系の独立性を喪失させることがないかの確認［同一機能内での区分分離の確認］

間接関連系とは，当該系が安全機能を果たす上では必須ではないもの，
もしくは機能喪失時に当該系へ悪影響を与えるまでに時間余裕があり代替手段の構築等で対応が可能なもの，と整理している。具体的には，以下のような関連系が該当する。
①

当該系の安全機能要求以降に当該系の状態監視機能を有する関連系（例：監視系，記録計）②

当該系に課せられた設計条件を担保する上で必要であるが，その関連系の機能喪失の発生から当該系の機能喪失発生までには相当の時間余裕を有し，その間に補修又は代替手段が可能な関連系

12 条-添付 1-補足-174

（例：燃料プール冷却浄化系（使用済燃料プールの冷却機能を司る範囲）③

当該系の安全機能を果たした後の排気，排水等を処理する関連系（例：原子炉補機冷却海水系の排水ライン）④

当該系の性能向上や環境改善などに直接係わり，その機能喪失によっても当該系の安全機能が確保し得るものであって，さらなる性能確保のための関連系（例：原子炉隔離時冷却系タービン／ポンプ室空調機）⑤

当該系の安全機能要求以前の信頼性維持に直接係わる関連系（例：テストライン）⑥

当該系の安全機能要求以前の待機状態維持に直接係わる関連系（例：直流電源系充電器）

これら間接関連系のうち，重要度の特に高い安全機能を有する系統の間接関連系と整理した具体的な構築物，系統及び機器は以下のとおりである。

12 条-添付 1-補足-275

重要度の特に高い安全機能を有する系統

間接関連系（数字は前頁の①～⑥）
・ポンプテストライン配管・弁・タンク ⑤ ，・ほう酸水注入系

・電気ヒータ ⑥
・残留熱除去系

・封水ライン配管・弁 ⑥ ，（低圧注水モード，原子炉格納容器スプ・ポンプテストライン配管・弁 ⑤ ，・停止時冷却モード注入ライン試験可能逆止弁

レイ冷却モードを含む）

試験装置 ⑤ ，・注水ライン試験可能逆止弁試験装置 ⑤・封水ライン配管・弁 ⑥ ，・原子炉隔離時冷却系

・ポンプテストライン配管・弁 ⑤ ，・注水ライン試験可能逆止弁試験装置 ⑤ ，・タービン軸封装置 ④ ，・タービン／ポンプ室空調機 ④・ポンプテストライン配管・弁 ⑤ ，・高圧炉心スプレイ系

・注水ライン試験可能逆止弁試験装置 ⑤ ，・封水ライン配管・弁 ⑥・ポンプテストライン配管・弁 ⑤ ，・低圧炉心スプレイ系

・注水ライン試験可能逆止弁試験装置 ⑤ ，・封水ライン配管・弁 ⑥・逃がし安全弁（手動逃がし機能），・高圧窒素ガス供給系 ⑥・自動減圧系（手動逃がし機能），
・自動減圧系（逃がし安全弁）
・原子炉格納容器隔離弁及び格納容器

・不活性ガス系 ⑥

バウンダリ配管・原子炉建屋ガス処理系

・フィルタ装置スペースヒータ ⑥

・非常用所内電源系

・始動用空気系（空気圧縮機～空気だめ） ⑥ ，・排気配管 ③・原子炉補機冷却海水系

・取水路スクリーン ④・直接電源系

・充電器 ⑥ ，蓄電池室換気系 ⑥

これらの構築物，系統及び機器の故障によって当該系の独立性を喪失させることはない。

12 条-添付 1-補足-3

76

(2)

間接関連系と整理した構築物，系統及び機器が当該系とは異なる安全施設の機能を阻害するような悪影響を与えることがないかの確認における整理［異なる機能間での区分分離の確認］

各安全施設が間接関連系を含む他系統から悪影響を受けるか否かの確認においては，安全重要度が低いクラスの系統や安全施設以外からの影響も見る必要があり，影響を与える側から整理するよりも影響を受ける側から整理する方が妥当である。
したがって，影響を受ける側から見た場合に，耐震上の波及的影響を与えるものがないか，溢水源となるものがないか，火災源となるものがないか等，網羅的に抽出して確認している。
このため，影響を与える側を間接関連系と整理するか否かは本確認行為においては必要ない。

上記(1)及び(2)から，間接関連系としての整理は妥当である。

12 条-添付 1-補足-4

77

添付 2
重要度の特に高い安全機能を有する系統・機器 整理表
No.
安全機能
系統・機器
多重性又は
多様性
独立性

1
原子炉の緊急停止機能
制御棒及び制御棒駆動系［185 本］
有制御棒駆動系のスクラム機能である水圧制御ユニットは，1 本の制御棒に対して 1 基ずつ設けられており，多重性を有している。
有(1)制御棒及び制御棒駆動系は，想定される最も過酷な環境条件である原子炉
冷却材喪失時において健全に動作するよう設計している。
(2)制御棒及び制御棒駆動系は，耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水，火災については，系統分離を図るとともに，溢水，火災の影響軽減対策等を実施することにより，安全機能を損なわないよう設計する。
(3)電源喪失が発生した場合でも，制御棒が緊急挿入されるフェイルセーフ設計となっており，スクラム機能に影響はない。

長期間に
わたる要求
系統概略図

上記(1)～(3)により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
－
使用期間はスクラム挿入時間（全ストロークの 90％で 3.5 秒以内）であり，短期間。
第 1-1 図 制御棒・制御棒駆動系
ベント

スクラム
排水容器

格納容器

他の
駆動機構
より

制御棒
（全185本）ドレン
排気Aトリップ系
Bトリップ系

排気
計装用
空気

スクラム
パイロット弁

他のスクラム弁へ

制御棒駆動機構（全185台）窒素容器

アキュムレータ

区分Ⅰ
区分Ⅱ

水圧制御ユニット（全185基）

第 1-1 図 制御棒・制御棒駆動系 系統概略図

12 条-添付 2-1

78

No.
安全機能
系統・機器
多重性又は
多様性

独立性

2
未臨界維持機能
制御棒及び制御棒駆動系［185 本］
ほう酸水注入系
有制御棒及び制御棒駆動系は制御棒を炉心に挿入することにより原子炉を未臨界状態に維持する機能を有する系統である。
ほう酸水注入系は，炉心にほう酸水を注入することにより原子炉を未臨界状態に維持する機能を有する系統である。
上記のとおり，2 種類の異なる機構により未臨界を維持することが可能な設計となっており，多様性を有している。
有(1)制御棒及び制御棒駆動系は，想定される最も過酷な環境条件である原子炉
冷却材喪失時において健全に動作するよう設計している。
(2)制御棒及び制御棒駆動系は，耐震Ｓクラス設備として設計しており，ほう酸
水注入系も，構造強度についてはＳクラスに準じて取り扱っている。また，溢水，火災については，系統分離を図るとともに，溢水，火災の影響軽減対策等を実施することにより，安全機能を損なわないよう設計する。
(3)ほう酸水注入系の電源については，それぞれ異なる区分から供給しており，
1 系統のサポート系の故障が他の系統の機能に影響を及ぼさないよう設計し
ている。

長期間に
わたる要求

系統概略図

上記(1)～(3)により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
有
制御棒及び制御棒駆動系の使用期間は，制御棒挿入後その位置を維持する期間となるため 24 時間以上であり，長期間。
ほう酸水注入系の使用期間は，タンク内のほう酸水を全て注入するまでの約2 時間であり，短期間。
第 2-1 図 制御棒及び制御棒駆動系／ほう酸水注入系

補助油ポンプMO

AO

ほう酸水注入系
ポンプ

制御棒（全185本）MO

ほう酸水注入系
貯蔵タンク

格納容器

ほう酸水注入系

区分Ⅰ
区分Ⅱ

制御棒駆動機構（全185台）スクラム
パイロット弁窒素容器

アキュムレータ

水圧制御ユニット（全185基）

第 2-1 図

制御棒及び制御棒駆動系／ほう酸水注入系

系統概略図

12 条-添付 2-2

79

No.
安全機能
系統・機器
多重性又は
多様性
独立性

3
原子炉冷却材圧力バウンダリの過圧防止機能
逃がし安全弁（安全弁としての開機能）有
逃がし安全弁は 18 個設置しており，安全弁機能は全てに備わっていることから，多重性を有している。
有(1)逃がし安全弁（安全弁機能）は，想定される最も過酷な環境条件である原子炉冷却材喪失時において健全に動作するよう設計している。
(2)逃がし安全弁（安全弁機能）は，耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水については原子炉冷却材喪失時の環境条件下においても動作可能な設計とし，火災については，逃がし安全弁（安全弁機能）が窒素充填された
原子炉格納容器内に設置されていることから，火災の影響により機能喪失しない設計としている。
(3)逃がし安全弁（安全弁機能）は，個別に設置された駆動バネにより安全弁としての機能を，各弁ごと，独立に確保しており，サポート系を必要としない設計としている。また，4 本の主蒸気配管に分散配置されている。

長期間に
わたる要求
系統概略図

上記(1)～(3)により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
使用期間は，事故時等に逃がし安全弁の手動逃がし機能等により原子炉の減圧を行うまでであり，24 時間未満の短期間。

－

第 3-1 図 逃がし安全弁／自動減圧系

区分Ⅰ

電磁弁
DC

DC

アキュムレータ

区分Ⅱ
DC

アキュムレータ

DC : 125V DC系

DC

電磁弁
DC

DC

DC

AO

AO

DC

DC

DC

DC

AO

AO

DC

AO

DC

DC

AO

AO

DC

AO

AO

A

（自動減圧系）（自動減圧系）C

アキュムレータ（自動減圧系）

DC

DC

DC

DC

AO

AO

（自動減圧系）（自動減圧系）

DC

AO

DC

AO

電磁弁
DC

DC

AO

DC

DC

DC

アキュムレータ

DC

DC

AO

（自動減圧系）

B

DC

電磁弁
DC

AO

DC

DC

AO

AO

D
（自動減圧系）

第 3-1 図 逃がし安全弁／自動減圧系 系統概略図

12 条-添付 2-3

80

No.
安全機能
系統・機器

多重性又は
多様性

独立性

4
原子炉停止後における除熱のための崩壊熱除去機能
残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）
原子炉隔離時冷却系
高圧炉心スプレイ系
逃がし安全弁（手動逃がし機能）
自動減圧系（手動逃がし機能）
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却モード）
有
残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）については，再循環系からの取出し配管が単一設計となっているものの，以下に示す系統の組合せにより，複数の除熱手段を有しているため，多様性を有している。
①残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）②原子炉隔離時冷却系，高圧炉心スプレイ系を用いた原子炉への注水後，逃がし安全弁（手動逃がし機能），自動減圧系（手動逃がし機能）によりサプ
レッション・プールに移行した崩壊熱及び残留熱を残留熱除去系（サプレッション・プール冷却モード）により除去する。
ここで，②の手段は，①と同様に残留熱除去系の熱交換器により除熱するものであり，十分な除熱能力を有している。
有(1)残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード），原子炉隔離時冷却系，高圧炉心スプレイ系，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却モード），及び逃がし安全弁（手動逃がし機能）は，想定される最も過酷な環境条件である原子炉冷却材喪失時において健全に動作するよう設計している。
(2)各系統は，耐震Ｓクラス設備として設計している。また，系統分離を図るとともに，溢水，火災の影響軽減対策等を実施することにより，安全機能を損なわないよう設計する。
逃がし安全弁（手動逃がし機能）は，溢水については原子炉冷却材喪失時の環境条件下においても動作可能な設計とし，火災については，窒素充填された格納容器内に設置されていることから，火災の影響により機能喪失しない設計としている。
(3)原子炉の減圧を行う逃がし安全弁（手動逃がし機能）の電源は区分 I から供給されており，自動減圧系（手動逃がし機能）は区分 I，区分Ⅱのそれぞれの直流電源で動作させることができる。
原子炉への注水を行う系統の電源，冷却水については，残留熱除去系のＡ系が区分 I，Ｂ系が区分Ⅱ，高圧炉心スプレイ系が区分Ⅲ，原子炉隔離時冷却系が直流電源（区分 I）から供給している。
また，除熱を行う残留熱除去系（サプレッション・プール冷却モード）の電源及び冷却水は，Ａ系が区分 I，Ｂ系が区分Ⅱから供給している。
このように，1 系統のサポート系の故障が他の系統の機能に影響を及ぼさないよう設計している。

長期間に
わたる要求
系統概略図

有

上記(1)～(3)により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
使用期間は，24 時間以上の長期間。

第 4-1 図第 4-2 図第 4-3 図第 4-4 図残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）
原子炉隔離時冷却系／高圧炉心スプレイ系
逃がし安全弁／自動減圧系
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却モード）

12 条-添付 2-481原子炉隔離時
冷却系より

区分Ⅰ
区分Ⅱ
DC : 125V DC系

AO

スプレイヘッダ

MO

DC

AO

※1
可燃性ｶﾞｽ濃度制御系(FCS)(A)へ

MO

MO
MO
AO

MO

AO

AO

MO

燃料ﾌﾟｰﾙ冷却浄化系(FPC)へ
※1

MO

AO

MO

可燃性ｶﾞｽ濃度制御系(FCS)(B)へ

MO

MO

AO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

FPCより

MO

MO

MO

MO

MO

MO

DC
※2
MO

※3
RHRS

RHRS

(C)
※2

RHRS

(B)

MO

残留熱除去系
ポンプ
(A)

※3
MO
MO

MO

MO

MO

MO

(A)

(C)

(B)

(D)

残留熱除去系海水系(RHRS)ポンプ

空調機

残留熱除去系（Ａ），（Ｂ）各ポンプ室の空調機には，それぞれの区分（Ａ系：区分Ⅰ，Ｂ系：区分Ⅱ）に応じた電源，冷却水が供給されている。
第 4-1 図 残留熱除去系(原子炉停止時冷却モード) 系統概略図

12 条-添付 2-5

82

区分Ⅰ
区分Ⅱ

残留熱
除去系より

AO

AO

区分Ⅲ

AO

DC

MO

DC

DC
DC

MO

MO

MO

MO

DC ： 125V DC系
MO

DC

DC

MO

MO
MO

DC
DC

MO
油ﾀﾝｸ
油ﾎﾟﾝﾌﾟ
(軸駆動)

MO

HO

DC

原子炉隔
離時冷却
系ポンプ

油冷却器

DC

DC

ｺﾝﾃﾞﾝｻｰ復水ﾎﾟﾝﾌﾟ

MO
MO

MO

DC

MO

復水貯蔵
タンク
高圧炉心
スプレイ
系ポンプ

MO

MO

※
HPCS
DGSW

DC

MO

MO

※ ： 高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系
空調機

高圧炉心スプレイ系ポンプ室の空調機には区分Ⅲ，原子炉隔離時冷却系ポン
プ室の空調機には区分Ⅰの電源，冷却水が供給されている。

第 4-2 図 原子炉隔離時冷却系／高圧炉心スプレイ系 系統概略図

12 条-添付 2-6

83

区分Ⅰ

電磁弁
DC

DC

アキュムレータ

区分Ⅱ
DC

アキュムレータ

DC : 125V DC系

DC

電磁弁
DC

DC

DC

AO

AO

DC

DC

DC

DC

AO

AO

DC

AO

DC

DC

AO

AO

DC

AO

AO

A

（自動減圧系）（自動減圧系）C

アキュムレータ（自動減圧系）

DC

DC

DC

DC

AO

AO

（自動減圧系）（自動減圧系）

DC

AO

DC

AO

電磁弁
DC

DC

AO

DC

DC

DC

アキュムレータ

DC

DC

AO

（自動減圧系）

B

DC

電磁弁
DC

AO

DC

DC

AO

AO

D
（自動減圧系）

第 4-3 図 逃がし安全弁／自動減圧系 系統概略図

12 条-添付 2-784原子炉隔離時
冷却系より

区分Ⅰ
区分Ⅱ
DC : 125V DC系

AO

スプレイヘッダ

MO

DC

AO

※1
可燃性ｶﾞｽ濃度制御系(FCS)(A)へ

MO

MO
MO
AO

MO

AO

AO

MO

燃料ﾌﾟｰﾙ冷却浄化系(FPC)へ
※1

MO

AO

MO

可燃性ｶﾞｽ濃度制御系(FCS)(B)へ

MO

MO

AO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

FPCより

MO

MO

MO

MO

MO

MO

DC
※2
MO

※3
RHRS

RHRS

(C)
※2

RHRS

(B)

MO

残留熱除去系
ポンプ
(A)

※3
MO
MO

MO

MO

MO

MO

(A)

(C)

(B)

(D)

残留熱除去系海水系(RHRS)ポンプ

空調機

残留熱除去系（Ａ），（Ｂ）各ポンプ室の空調機には，それぞれの区分（Ａ系：区分Ⅰ，Ｂ系：区分Ⅱ）に応じた電源，冷却水が供給されている。

第 4-4 図 残留熱除去系（サプレッション・プール冷却モード） 系統概略図

12 条-添付 2-885原子炉への注水及びサプレッション・プール冷却による崩壊熱除去の成立性について

1.

目的
原子炉停止後における除熱のための崩壊熱除去機能において，

残 留 熱 除 去 系（ 原 子 炉 停 止 時 冷 却 モ ー ド ）の 代 替 と し て 以 下 の 手 段による崩壊熱の除去が成立することを確認する。
・ 代 替 手 段 ： 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 ，高 圧 炉 心 ス プ レ イ 系 を 用 い た
原 子 炉 へ の 注 水 後 ，逃 が し 安 全 弁（ 手 動 逃 が し 機 能 ），自 動 減 圧 系（ 手 動 逃 が し 機 能 ）に よ り サ プ レ ッ シ ョ
ン・プ ー ル に 移 行 し た 崩 壊 熱 を 残 留 熱 除 去 系（ サ プ
レッション・プール冷却モード）により除去する。
具体的な確認方法として，原子炉停止時冷却モードを使用する
時期における炉心の崩壊熱に対して，代替手段による原子炉への注水流量及びサプレッション・プールの除熱量が十分であることを確認する。

2.

原子炉停止時冷却モードの使用時期について
原 子 炉 停 止 時 冷 却 モ ー ド の 最 高 使 用 圧 力 は 原 子 炉 圧 力

0.93MP a[ga ge] で あ り ， こ の と き の 飽 和 温 度 は 約 1 81. 2℃ と な る 。
定 格 運 転 時 の 原 子 炉 圧 力 6.93MPa[gage]に 相 当 す る 飽 和 温 度 は
約 2 8 5 .8 ℃ で あ る こ と か ら ，原 子 炉 停 止 後 に 最 大 温 度 変 化 率（ 5 5 ℃／ h ） で 冷 却 を 行 っ た 場 合 ， 最 短 で 原 子 炉 停 止 か ら 約 1. 9 時 間 後 に原子炉停止時冷却モードを使用する可能性がある。
3.

原子炉への注水流量の妥当性について
12 条-添付 2-986原子炉停止後の崩壊熱の推移を第 1 図に示す。
原 子 炉 停 止 後 約 1 . 9 時 間（ 約 6 , 8 4 7 秒 ）が 経 過 す る と ，崩 壊 熱 は
定 格 熱 出 力 の 1.4％ 未 満 と な る 。
定 格 熱 出 力 は 3,293MW で あ る た め ， そ の 1.4％ で あ る 46.1MW の崩壊熱による冷却材の蒸発を補えるだけの注水ができれば，燃料の冠水状態を維持することができる。
保 守 的 に ， 原 子 炉 圧 力 容 器 の 最 高 使 用 圧 力 （ 8.62MPa[gage]） 条
件下で冷却材の蒸発潜熱のみに期待する場合，原子炉水位を維持す る た め に 必 要 と な る 注 水 流 量 は 約 119m３ ／ h と な る 。
原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 の 注 水 流 量 は 約 1 3 6 m ３ ／ h 以 上 ，高 圧 炉 心 ス
プ レ イ 系 の 注 水 流 量 は 約 1 , 4 4 0 m ３ ／ h で あ る た め ，ど ち ら か の 系 統による注水を実施することにより炉心の冠水を維持することがで
きる。

第 1 図

原子炉停止後の崩壊熱の推移（軽水型動力炉の非常用炉心冷却系の性能評価に用いる崩壊熱データについて（平成 4 年 6 月 11 日原子力安全委員会了承）抜粋，一部加筆）
4.

サプレッション・プールの除熱量の妥当性について
12 条-添付 2-10

87

残 留 熱 除 去 系（ サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 冷 却 モ ー ド ）に よ る サ プ
レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル の 除 熱 量 に つ い て は ，定 格 熱 出 力 の 1 . 4 ％ に 相
当 す る 46.1MW の 崩 壊 熱 が 全 量 サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル に 移 行 し た
場合であっても，サプレッション・プール水温がその制限である
104℃ を 超 え な け れ ば ， 十 分 な 除 熱 能 力 を 有 し て い る と 言 え る 。
残留熱除去系の熱交換器による除熱量はサプレッション・プー
ル水温に依存しており，水温が高くなると除熱量は大きくなることから，ある水温において除熱量が崩壊熱を上回ることが確認されれば，それ以上の水温上昇は起こらない。
こ こ で ，サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 が 1 0 0 ℃ の と き の 除 熱 量 は
約 45. 6×10 ６ k c a l ／ h（ ＝ 約 5 3 M W ） で あ り ， 炉 心 で 発 生 す る 崩 壊 熱
46.1MW を 上 回 る た め ， 水 温 は 100℃ 以 上 に 上 昇 す る こ と は な い 。
し た が っ て ，サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル 冷 却 モ ー ド の 運 転 を 行 う こと に よ り ，サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 は 制 限 値 で あ る 1 0 4 ℃ を 超えることはない。

5.

結論
上記の結果より，原子炉停止時冷却モードの代替手段による原子 炉 へ の 注 水 量 及 び サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル の 除 熱 量 は ，十 分 な 容量を有している。
ま た ，原 子 炉 の 崩 壊 熱 は 時 間 と と も に 減 少 し ，崩 壊 熱 の 除 去 に 要
する注水量及び除熱量も減少するため，原子炉停止時冷却モードの 代 替 手 段 に よ っ て 燃 料 の 冠 水 状 態 を 維 持 し ，サ プ レ ッ シ ョ ン・プ
ール水温も制限値未満の状態を維持することが可能である。
し た が っ て ，原 子 炉 へ の 注 水 及 び サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル の 冷 却
12 条-添付 2-11

88

による崩壊熱の除去は原子炉停止時冷却モードの代替手段として成立すると考えられる。

12 条-添付 2-12

89

No.
安全機能
系統・機器
多重性又は
多様性

独立性

5
原子炉停止後における除熱のための原子炉が隔離された場合の注水機能
原子炉隔離時冷却系
高圧炉心スプレイ系
有原子炉隔離時冷却系はタービン駆動のポンプにより原子炉への注水を行う系
統であり，高圧炉心スプレイ系は電動のポンプにより原子炉への注水を行う系
統である。
上記のとおり，動作原理の異なる複数のポンプにより原子炉への注水を行うことが可能であり，多様性を有している。
有(1)原子炉隔離時冷却系と高圧炉心スプレイ系は，想定される最も過酷な環境条件である原子炉冷却材喪失時において健全に動作するよう設計している。
(2)原子炉隔離時冷却系と高圧炉心スプレイ系は，耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水，火災については，系統分離を図るとともに，溢水，火災の影響軽減対策等を実施することにより，安全機能を損なわないよう設計する。
(3)電源，冷却水については，原子炉隔離時冷却系が区分Ⅰ，高圧炉心スプレイ系が区分Ⅲから供給しており，1 系統のサポート系の故障が他の系統に影響を及ぼさないよう設計している。

長期間に
わたる要求
系統概略図

有

上記(1)～(3)により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
使用期間は，24 時間以上の長期間。

第 5-1 図 原子炉隔離時冷却系／高圧炉心スプレイ系

12 条-添付 2-13

90

区分Ⅰ
区分Ⅱ

残留熱
除去系より

AO

AO

区分Ⅲ

AO

DC

MO

DC

DC
DC

MO

MO

MO

MO

DC ： 125V DC系
MO

DC

DC

MO

MO
MO

DC
DC

MO
油ﾀﾝｸ
油ﾎﾟﾝﾌﾟ
(軸駆動)

MO

HO

DC

原子炉隔
離時冷却
系ポンプ

油冷却器

DC

DC

ｺﾝﾃﾞﾝｻｰ復水ﾎﾟﾝﾌﾟ

MO
MO

MO

DC

MO

復水貯蔵
タンク
高圧炉心
スプレイ
系ポンプ

MO

MO

※
HPCS
DGSW

DC

MO

MO

※ ： 高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系（第 19-2 図参照）
空調機

高圧炉心スプレイ系ポンプ室の空調機には区分Ⅲ，原子炉隔離時冷却系ポン
プ室の空調機には区分Ⅰの電源，冷却水が供給されている。

第 5-1 図 原子炉隔離時冷却系／高圧炉心スプレイ系 系統概略図

12 条-添付 2-14

91

No.
安全機能
系統・機器

6
原子炉停止後における除熱のための原子炉が隔離された場合の圧力逃がし機能
逃がし安全弁（手動逃がし機能）
自動減圧系（手動逃がし機能）有
逃がし安全弁（手動逃がし機能）は 18 個設置されており，このうち 7 個は自動減圧系（手動逃がし機能）を兼ねている。
これらの弁には全て個別にアキュムレータが設けられ，個別に動作させることが可能な設計としており，多重性を有している。
有(1)逃がし安全弁及び自動減圧系は，想定される最も過酷な環境条件である原子炉冷却材喪失時において健全に動作するよう設計している。

多重性又は
多様性

独立性

(2)逃がし安全弁は，耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水については原子炉冷却材喪失時の環境条件下においても動作可能な設計とし，火災については，窒素充填された原子炉格納容器内に設置されていることから，火災の影響により機能喪失しない設計としている。
(3)逃がし安全弁は 4 本の主蒸気配管に分散して配置する設計としている。
また，サポート系については，自動減圧系（手動逃がし機能）は区分 I，区分Ⅱのそれぞれの直流電源で動作させることができ，1 区分の故障によっても機能に影響を及ぼさないよう設計している。

長期間に
わたる要求
系統概略図

上記(1)～(3)により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
使用期間は原子炉の減圧状態を維持し続けるため 24 時間以上の長期間。

有第 6-1 図 逃がし安全弁／自動減圧系

区分Ⅰ

電磁弁
DC

DC

アキュムレータ

区分Ⅱ
DC

アキュムレータ

DC : 125V DC系

DC

電磁弁
DC

DC

DC

AO

AO

DC

DC

DC

DC

AO

AO

DC

AO

DC

DC

AO

AO

DC

AO

AO

A

（自動減圧系）（自動減圧系）C

アキュムレータ（自動減圧系）

DC

DC

DC

DC

AO

AO

（自動減圧系）（自動減圧系）

DC

AO

DC

AO

電磁弁
DC

DC

AO

DC

DC

DC

アキュムレータ

DC

DC

AO

（自動減圧系）

B

DC

電磁弁
DC

AO

DC

DC

AO

AO

D
（自動減圧系）

第 6-1 図 逃がし安全弁／自動減圧系 系統概略図

12 条-添付 2-15

92

No.
安全機能
系統・機器

多重性又は
多様性

独立性

7
事故時の原子炉の状態に応じた炉心冷却のための原子炉内高圧時における注水機能
高圧炉心スプレイ系
自動減圧系（逃がし安全弁）により原子炉を減圧し，低圧炉心スプレイ系，残留熱除去
系（低圧注水モード）により原子炉への注水を行う。
有
事故後の高圧時における炉心冷却は，高圧炉心スプレイ系又は「自動減圧系
による原子炉減圧及び低圧非常用炉心冷却系」によって達成できる設計としている。
設計基準事故「原子炉冷却材喪失」において高圧炉心スプレイ系の故障を仮定した評価を行い，判断基準を満足して事故を収束できることを確認している。
したがって，高圧炉心スプレイ系と「自動減圧系による原子炉減圧及び低圧
非常用炉心冷却系」による機能は同等であり，多様性を有している。
有(1)各系統は，想定される最も過酷な環境条件である原子炉冷却材喪失時において健全に動作するよう設計している。
(2)対象系統は，全て耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水，火災については，系統分離を図るとともに，溢水，火災の影響軽減対策等を実施することにより，安全機能を損なわないよう設計する。
自動減圧系（逃がし安全弁）は，溢水については原子炉冷却材喪失時の環境
条件下においても動作可能な設計とし，火災については，窒素充填された原
子炉格納容器内に設置されていることから，火災の影響により機能喪失しない設計としている。
(3)電源，冷却水については，残留熱除去系（低圧注水モード）Ａ系と低圧炉心スプレイ系が区分Ⅰ，残留熱除去系（低圧注水モード）Ｂ系とＣ系が区分Ⅱ，
高圧炉心スプレイ系が区分Ⅲの異なる区分から供給されており，1 系統のサポート系の故障が他の全ての系統に影響を及ぼさないよう設計している。
(4)自動減圧系（逃がし安全弁）は 4 本の主蒸気配管に分散して配置する設計としている。
サポート系については，自動減圧系（逃がし安全弁）は区分 I，区分Ⅱのそれぞれの電源で動作させることができ，1 区分の故障によっても機能に影響をおよぼさないよう設計している。
上記(1)～(4)により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。

長期間に
わたる要求
系統概略図

－

使用期間は原子炉の減圧を行うまでであり，24 時間未満の短期間。

第 7-1 図第 7-2 図第 7-3 図第 7-4 図高圧炉心スプレイ系
低圧炉心スプレイ系
残留熱除去系（低圧注水モード）

逃がし安全弁／自動減圧系

12 条-添付 2-16

93

区分Ⅰ
区分Ⅱ

残留熱
除去系より

AO

AO

区分Ⅲ

AO

DC

MO

DC

DC
DC

MO

MO

MO

MO

DC ： 125V DC系
MO

DC

DC

MO

MO
MO

DC
DC

MO
油ﾀﾝｸ
油ﾎﾟﾝﾌﾟ
(軸駆動)

MO

HO

DC

原子炉隔
離時冷却
系ポンプ

油冷却器

DC

DC

ｺﾝﾃﾞﾝｻｰ復水ﾎﾟﾝﾌﾟ

MO
MO

MO

DC

MO

復水貯蔵
タンク
高圧炉心
スプレイ
系ポンプ

MO

MO

※
HPCS
DGSW

DC

MO

MO

※ ： 高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系
空調機

高圧炉心スプレイ系ポンプ室の空調機には，区分Ⅲの電源，冷却水が供給されている。
第 7-1 図高圧炉心スプレイ系 系統概略図

12 条-添付 2-17

94

区分Ⅰ

原子炉格納容器

AO

MO

MO

低圧炉心
スプレイ系
ポンプ
残留熱除去系
海水系(RHRS)

MO

空調機

低圧炉心スプレイ系ポンプ室の空調機には，区分Ⅰの電源，冷却水が供給されている。

第 7-2 図低圧炉心スプレイ系 系統概略図

12 条-添付 2-1895

原子炉隔離時
冷却系より

区分Ⅰ
区分Ⅱ
DC : 125V DC系

AO

スプレイヘッダ

MO

DC

AO

※1
可燃性ｶﾞｽ濃度制御系(FCS)(A)へ

MO

MO
MO
AO

MO

AO

AO

MO

燃料ﾌﾟｰﾙ冷却浄化系(FPC)へ
※1

MO

AO

MO

可燃性ｶﾞｽ濃度制御系(FCS)(B)へ

MO

MO

AO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

FPCより

MO

MO

MO

MO

MO

MO

DC
※2
MO

※3
RHRS

RHRS

(C)
※2

RHRS

(B)

MO

残留熱除去系
ポンプ
(A)

※3
MO
MO

MO

MO

MO

MO

(A)

(C)

(B)

(D)

残留熱除去系海水系(RHRS)ポンプ

空調機

残留熱除去系（Ａ），（Ｂ）（Ｃ）各ポンプ室の空調機には，それぞれの区分（Ａ系：区分Ⅰ，Ｂ系，Ｃ系：区分Ⅱ）に応じた電源，冷却水が供給されている。
第 7-3 図残留熱除去系（低圧注水モード） 系統概略図

12 条-添付 2-19

96

区分Ⅰ

電磁弁
DC

DC

アキュムレータ

区分Ⅱ
DC

アキュムレータ

DC : 125V DC系

DC

電磁弁
DC

DC

DC

AO

AO

DC

DC

DC

DC

AO

AO

DC

AO

DC

DC

AO

AO

DC

AO

AO

A

（自動減圧系）（自動減圧系）C

アキュムレータ（自動減圧系）

DC

DC

DC

DC

AO

AO

（自動減圧系）（自動減圧系）

DC

AO

DC

AO

電磁弁
DC

DC

AO

DC

DC

DC

アキュムレータ

DC

DC

AO

（自動減圧系）

B

DC

電磁弁
DC

AO

DC

DC

AO

AO

D
（自動減圧系）

第 7-4 図 逃がし安全弁／自動減圧系 系統概略図

12 条-添付 2-20

97

No.
安全機能
系統・機器

多重性又は
多様性

独立性

8
事故時の原子炉の状態に応じた炉心冷却のための原子炉内低圧時における注水機能
低圧炉心スプレイ系
残留熱除去系（低圧注水モード）
高圧炉心スプレイ系
有
低圧炉心スプレイ系，残留熱除去系（低圧注水モード），高圧炉心スプレイ系
によって多様性を有している。
また，残留熱除去系（低圧注水モード）は 3 系統設置しており，多重性を有している。
有(1)低圧炉心スプレイ系，残留熱除去系（低圧注水モード）及び高圧炉心スプレ
イ系は，想定される最も過酷な環境条件である原子炉冷却材喪失時において健全に動作するよう設計している。
(2)低圧炉心スプレイ系，残留熱除去系（低圧注水モード）及び高圧炉心スプレ
イ系は，耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水，火災について
は，系統分離を図るとともに，溢水，火災の影響軽減対策等を実施すること
により，安全機能を損なわないよう設計する。
(3)電源，冷却水については，残留熱除去系（低圧注水モード）Ａ系と低圧炉心スプレイ系が区分Ⅰ，残留熱除去系（低圧注水モード）Ｂ系とＣ系が区分Ⅱ，
高圧炉心スプレイ系が区分Ⅲの異なる区分から供給されており，1 系統のサポート系の故障が他の全ての系統に影響を及ぼさないよう設計している。
(4)残留熱除去系（低圧注水モード）の A 系と B 系はタイラインにより接続しているが，タイラインの破損により同時に系統機能を喪失しないために適切に弁を設置している。当該ラインは主配管と同じ耐震Ｓクラスで設計されており，重要度分類もＭＳ－１で設計しており主配管と同等の信頼性を有してい
る。

長期間に
わたる要求
系統概略図

有

上記(1)～(4)により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
使用期間は 24 時間以上の長期間。

第 8-1 図第 8-2 図第 8-3 図低圧炉心スプレイ系
残留熱除去系（低圧注水モード）
高圧炉心スプレイ系

12 条-添付 2-21

98

区分Ⅰ

原子炉格納容器

AO

MO

MO

低圧炉心
スプレイ系
ポンプ
残留熱除去系
海水系(RHRS)

MO

空調機

低圧炉心スプレイ系ポンプ室の空調機には，区分Ⅰの電源，冷却水が供給されている。

第 8-1 図低圧炉心スプレイ系 系統概略図

12 条-添付 2-2299

原子炉隔離時
冷却系より

区分Ⅰ
区分Ⅱ
DC : 125V DC系

AO

スプレイヘッダ

MO

DC

AO

※1
可燃性ｶﾞｽ濃度制御系(FCS)(A)へ

MO

MO
MO
AO

MO

AO

AO

MO

燃料ﾌﾟｰﾙ冷却浄化系(FPC)へ
※1

MO

AO

MO

可燃性ｶﾞｽ濃度制御系(FCS)(B)へ

MO

MO

AO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

FPCより

MO

MO

MO

MO

MO

MO

DC
※2
MO

※3
RHRS

RHRS

(C)
※2

RHRS

(B)

MO

残留熱除去系
ポンプ
(A)

※3
MO
MO

MO

MO

MO

MO

(A)

(C)

(B)

(D)

残留熱除去系海水系(RHRS)ポンプ

空調機

残留熱除去系（Ａ），（Ｂ）（Ｃ）各ポンプ室の空調機には，それぞれの区分（Ａ系：区分Ⅰ，Ｂ系，Ｃ系：区分Ⅱ）に応じた電源，冷却水が供給されている。
第 8-2 図残留熱除去系（低圧注水モード） 系統概略図

12 条-添付 2-23

100

区分Ⅰ
区分Ⅱ

残留熱
除去系より

AO

AO

区分Ⅲ

AO

DC

MO

DC

DC
DC

MO

MO

MO

MO

DC ： 125V DC系
MO

DC

DC

MO

MO
MO

DC
DC

MO
油ﾀﾝｸ
油ﾎﾟﾝﾌﾟ
(軸駆動)

MO

HO

DC

原子炉隔
離時冷却
系ポンプ

油冷却器

DC

DC

ｺﾝﾃﾞﾝｻｰ復水ﾎﾟﾝﾌﾟ

MO
MO

MO

DC

MO

復水貯蔵
タンク
高圧炉心
スプレイ
系ポンプ

MO

MO

※
HPCS
DGSW

DC

MO

MO

※ ： 高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系
空調機

高圧炉心スプレイ系ポンプ室の空調機には，区分Ⅲの電源，冷却水が供給されている。

第 8-3 図高圧炉心スプレイ系 系統概略図

12 条-添付 2-24

101

No.
安全機能

9
事故時の原子炉の状態に応じた炉心冷却のための原子炉内高圧時における減圧系を作動させる機能自動減圧系（逃がし安全弁）
有
自動減圧系（逃がし安全弁）は 7 個設置しており，多重性を有している。

系統・機器
多重性又は
多様性
独立性

有

(1)自動減圧系（逃がし安全弁）は，想定される最も過酷な環境条件である原子炉冷却材喪失時において健全に動作するよう設計している。
(2)自動減圧系（逃がし安全弁）は，耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水については原子炉冷却材喪失時の環境条件下においても動作可能な設計とし，火災については，自動減圧系（逃がし安全弁）が窒素充填された
原子炉格納容器内に設置されていることから，火災の影響により機能喪失しないよう設計している。
(3)逃がし安全弁（逃がし安全弁）は 4 本の主蒸気配管に分散して配置する設計としている。
サポート系については，自動減圧系は区分 I，区分Ⅱのそれぞれの直流電源で動作させることができ，1 区分の故障によっても機能に影響を及ぼさないよう設計している。

上記(1)～(3)により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
－
使用期間は，自動減圧系により原子炉の減圧が完了するまでであり，24 時間未満の短期間。
第 9-1 図 逃がし安全弁／自動減圧系

長期間に
わたる要求
系統概略図

区分Ⅰ

電磁弁
DC

DC

アキュムレータ

区分Ⅱ
DC

アキュムレータ

DC : 125V DC系

DC

電磁弁
DC

DC

DC

AO

AO

DC

DC

DC

DC

AO

AO

DC

AO

DC

DC

AO

AO

DC

AO

AO

A

（自動減圧系）

C（自動減圧系）

アキュムレータ（自動減圧系）

DC

DC

DC

DC

AO

AO

（自動減圧系）（自動減圧系）

DC

AO

DC

AO

電磁弁
DC

DC

AO

DC

DC

DC

アキュムレータ

DC

DC

AO

（自動減圧系）

B

DC

電磁弁
DC

AO

DC

DC

AO

AO

D
（自動減圧系）

第 9-1 図 逃がし安全弁／自動減圧系 系統概略図

12 条-添付 2-25

102

No.
安全機能
系統・機器
多重性又は
多様性

独立性

10
格納容器内又は放射性物質が格納容器内から漏れ出た場所の雰囲気中の放射性物質の濃度低減機能原子炉建屋ガス処理系（非常用ガス再循環系，非常用ガス処理系）
無原子炉建屋ガス処理系の動的機器及びフィルタユニットは多重性を有している。
ただし，配管の一部が単一設計となっている。
有(1)原子炉建屋ガス処理系は，想定される最も過酷な環境条件である原子炉冷却材喪失時において健全に動作するよう設計している。
(2)原子炉建屋ガス処理系は，耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水については影響軽減対策を実施し，火災についても火災の発生防止対策を実施することで，機能喪失しないよう設計する。
(3)原子炉建屋ガス処理系の動的機器，フィルタユニットは 2 系統あり，電源はそれぞれ異なる区分から供給しており，1 系統のサポート機能の故障により両系統が機能喪失しないよう設計されている。
また，非常用ガス再循環系のフィルタユニットのドレンラインはそれぞれ異なる床ドレンファンネルに排水しており，2 系統が同時に機能喪失すること
はない。

長期間に
わたる要求
系統概略図

有

上記(1)～(3)により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
使用期間は 24 時間以上の長期間。

第 10-1 図原子炉建屋ガス処理系

12 条-添付 2-26103

原子炉建屋（原子炉棟）

単一設計箇所FO
プレフィルタヘパフィルタスペースヒータ

チャコールフィルタ

ヘパフィルタFO

電気加熱器

プレフィルタヘパフィルタスペースヒータ

チャコールフィルタ

ヘパフィルタ

FO

電気加熱器

AO

湿分除去装置FO

湿分除去装置

原子炉建屋ガス処理系 (非常用ガス再循環系)

AO

FO

AO

(A)

GD

(B)

GD

FO
AO
ドレンサンプへ

AO

非常用ガス処理系排気筒へ

AO

排風機

ヘパフィルタヘパフィルタAO

チャコールフィルタ

AO

FO

チャコールフィルタ

GD

FO

スペースヒータ

(B)

AO

AO

スペースヒータ

FO

GD

電気加熱器

FO

FO

(A)

電気加熱器

原子炉建屋ガス処理系 (非常用ガス処理系)

FO

AO

AO

排風機

区分Ⅰ
区分Ⅱ
第 10-1 図 原子炉建屋ガス処理系 系統概略図

12 条-添付 2-27

104

No.
安全機能
系統・機器
多重性又は
多様性

独立性

11
格納容器の冷却機能
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）
無残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）の動的機器は多重性を有している。
ただし，スプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）は単一設計となっている。
有(1)残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）は，想定される最も過酷な環境条件である原子炉冷却材喪失時において健全に動作するよう設計している。
(2)残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）は 2 系統あり，系統分離が図られているが，スプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）については単一設計であって，2 系統と接続している。
(3)残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）は，耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水，火災については，系統分離を図るとともに，溢水，火災の影響軽減対策等を実施することにより，安全機能を損なわないよう設計する。
(4)電源，冷却水については，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）のＡ系が区分Ⅰ，Ｂ系が区分Ⅱの異なる区分から供給されており，1 系統のサポート系の故障が他の系統に影響を及ぼさないよう設計している。
(5)残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）の A 系と B 系はタイラインにより接続しているが，タイラインの破損により同時に系統機能を喪失しないために適切に弁を設置している。当該ラインは主配管と同じ耐震Ｓクラスで設計されており，重要度分類もＭＳ－１で設計しており主配管と同等の信頼性を有している。

長期間に
わたる要求
系統概略図

有

上記(1)～(5)により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
使用期間は 24 時間以上の長期間。

第 11-1 図

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）

12 条-添付 2-28105

原子炉隔離時冷却系より可燃性ｶﾞｽ濃度制御系(FCS)(A)へ

区分Ⅰ
区分Ⅱ
DC : 125V DC系

AO

スプレイヘッダ

MO

DC

AO

単一設計箇所

※1
MO

MO
MO
AO

MO

AO

AO

MO

燃料ﾌﾟｰﾙ冷却浄化系(FPC)へ
※1

MO

AO

MO

可燃性ｶﾞｽ濃度制御系(FCS)(B)へ

MO

MO

AO

MO

MO

MO

MO

MO

スプレイヘッダ

MO

MO

MO

MO

FPCより

MO

MO

MO

MO

MO

MO

DC
※2
MO

※3
RHRS

RHRS

(C)
※2

RHRS

(B)

MO

残留熱除去系
ポンプ
(A)

※3

MO

MO
MO

MO
MO

MO

(A)

(C)

(B)

(D)

残留熱除去系海水系(RHRS)ポンプ

空調機

残留熱除去系（Ａ），（Ｂ）各ポンプ室の空調機には，それぞれの区分（Ａ系：区分Ⅰ，Ｂ系：区分Ⅱ）に応じた電源，冷却水が供給されている。

第 11-1 図 残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード） 系統概略図

12 条-添付 2-29

106

No.
安全機能
系統・機器
多重性又は
多様性
独立性

12
格納容器内の可燃性ガス濃度制御機能
可燃性ガス濃度制御系
有可燃性ガス濃度制御系は 2 系統設置しており，多重性を有している。
有(1)可燃性ガス濃度制御系は，想定される最も過酷な環境条件である原子炉冷却材喪失時において健全に動作するよう設計している。
(2)可燃性ガス濃度制御系は 2 系統あり，系統分離が図られている。
(3)可燃性ガス濃度制御系は，耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水，火災については，系統分離を図るとともに，溢水，火災の影響軽減対策等を実施することにより，安全機能を損なわないよう設計する。
(4)電源，冷却水については，可燃性ガス濃度制御系のＡ系が区分Ⅰ，Ｂ系が区分Ⅱの異なる区分から供給しており，1 系統のサポート系の故障が他の系統に影響を及ぼさないよう設計している。

長期間に
わたる要求
系統概略図

上記(1)～(4)により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
使用期間は 24 時間以上の長期間。

有第 12-1 図

可燃性ガス濃度制御系

MO

加熱器

MO

MO

残留熱除去系(A)
より
<冷却水>
MO

MO

残留熱除去系(B)
より
<冷却水>
MO

MO

冷却器

加熱器

ブロワ(B)MO

ブロワ(A)

MO

再結合器

MO

MO

MO

セパレータ

再結合器

MO

MO

セパレータ

冷却器

区分Ⅰ
区分Ⅱ

第 12-1 図 可燃性ガス濃度制御系 系統概略図

12 条-添付 2-30

107

No.
安全機能
系統・機器
多重性又は
多様性
独立性

13
非常用交流電源から非常用の負荷に対し電力を供給する機能
非常用電源系（交流）有非常用電源系（交流）は 3 区分設置しており，多重性を有している。
有(1)非常用所内電源設備は，いずれも二次格納施設外の環境条件において，空調機によって温度管理された状態で健全に動作するよう設計されている。
(2)非常用所内電源設備は，いずれも耐震Ｓクラス設備として設計している。
また，溢水， 火災については，系統分離を図るとともに，溢水，火災の影
響軽減対策等を実施することにより，安全機能を損なわない設計とする。
(3)非常用所内電源設備は，異なる区分間を接続する電路には複数のしゃ断器を設置しており，電気事故が発生した場合でも確実に電気的な分離ができるよう設計されている。また，電路においても物理的に分離が図られている。

長期間に
わたる要求
系統概略図

有

上記(1)～(3)により，共通要因又は従属要因によって多重性を有する系統が同時にその機能を失わないよう設計していることから，独立性を有している。
使用期間は 24 時間以上の長期間。

第 13-1 図

非常用所内電源設備

12 条-添付 2-31

108

区分Ⅲ

区分Ⅰ

第 13-1 図

区分Ⅱ

非常用所内電源設備

系統概略図

12 条-添付 2-32

109

No.
安全機能
系統・機器
多重性又は
多様性
独立性

14
非常用直流電源から非常用の負荷に対し電力を供給する機能
非常用所内電源系（直流電源系統）
有非常用所内電源系（直流電源系統）の非常用所内電源，中性子モニタ用はそれぞれ 3 区分，2 区分設置しており，それぞれ多重性を有している。
有(1)非常用所内電源系（直流電源系統）は，いずれも二次格納施設外の環境条
件において，空調機によって温度管理された状態で健全に動作するよう設計されている。
(2)非常用所内電源系（直流電源系統）は，いずれも耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水，火災については，系統分離を図るとともに，溢水，火災の影響軽減対策等を実施することにより，安全機能を損なわないよう設計する。
(3)非常用所内電源系（直流電源系統）は，それぞれ異なるエリアに分散して配置している。また，電路においても物理的に分離が図られている。

長期間に
わたる要求
系統概略図

有

上記(1)～(3)により，共通要因又は従属要因によって多重性を有する系統が同時にその機能を失わないよう設計していることから，独立性を有している。
使用期間は 24 時間以上の長期間。

第 14-1 図 非常用所内電源設備（直流電源系）

12 条-添付 2-33

110

第 14-1 図 非常用所内電源設備（直流電源系） 系統概略図

12 条-添付 2-34

111

No.
安全機能
系統・機器
多重性又は
多様性

独立性

15
非常用の交流電源機能
ディーゼル発電機設備
有ディーゼル発電機設備は非常用ディーゼル発電機 2 台及び高圧炉心スプレイ
系ディーゼル発電機 1 台の，計 3 台設置している。
また，各々のディーゼル発電機には専用のサポート系（潤滑油系，冷却水系
及び燃料移送系）を設置しており，多重性を有している。
現有設備では，軽油貯蔵タンクが 1 基であり，単一設計となっている。しかし，今回の申請にて軽油貯蔵タンクは 2 基に変更し，多重性を有する設計とする。
有(1)ディーゼル発電機設備は，原子炉建屋附属棟内に設置しており，二次格納施設外の環境条件において，空調機によって温度管理された状態で健全に動作するよう設計している。
(2)ディーゼル発電機設備は，いずれも耐震Ｓクラス設備として設計している。
また，溢水，火災については，系統分離を図るとともに，溢水，火災の影響軽減対策等を実施することにより，安全機能を損なわないよう設計する。
(3)電源，補機冷却系はそれぞれ区分が異なる系統（区分Ⅰ，区分Ⅱ，区分Ⅲ）から供給されている。
(4)軽油貯蔵タンクは，耐震Ｓクラス設備として設計するとともに，独立性を有する設計とする。

長期間に
わたる要求
系統概略図

有

上記(1)～(4)により，共通要因又は従属要因によって全ての系統又は機器の機能を同時に喪失させないものとしていることから，独立性を有している。
使用期間は 24 時間以上の長期間。

第 15-1 図
第 15-2-1 図
第 15-2-2 図
第 15-2-3 図
第 15-3 図

ディーゼル発電機設備燃料輸送系
ディーゼル発電機設備（２Ｃ）
ディーゼル発電機設備（２Ｄ）
ディーゼル発電機設備（ＨＰＣＳ）
ディーゼル室換気系

第 15-1 図 ディーゼル発電機設備燃料輸送系 系統概略図

12 条-添付 2-35

112

第 15-2-1 図 ディーセル発電機設備（２Ｃ） 系統概略図

第 15-2-2 図 ディーゼル発電機設備（２Ｄ） 系統概略図

12 条-添付 2-36

113

第 15-2-3 図 ディーゼル発電機設備（ＨＰＣＳ） 系統概略図

２Ｄ非常用ディーゼル
発電機室（区分Ⅱ）換気系

ＨＰＣＳディーゼル
発電機室（区分Ⅲ）換気系

２Ｃ非常用ディーゼル
発電機室（区分Ⅰ）換気系

区分Ⅰ：
区分Ⅱ：
区分Ⅲ：

第 15-3 図 ディーゼル室換気系 系統概略図

12 条-添付 2-37

114

No.
安全機能
系統・機器
多重性又は
多様性
独立性

16
非常用の直流電源機能
直流電源設備
有
直流電源設備の非常用所内電源，中性子モニタ用はそれぞれ 3 区分，2 区分
設置しており，それぞれ多重性を有している。
有(1)直流電源設備は，いずれも二次格納施設外の環境条件において，空調機によって温度管理された状態で健全に動作するよう設計されている。
(2)直流電源設備は，いずれも耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水，火災については，系統分離を図るとともに，溢水，火災の影響軽減対策等を実施することにより，安全機能を損なわないよう設計する。
(3)直流電源設備は，それぞれ異なるエリアに分散して配置している。また，電路においても物理的に分離が図られている。

長期間に
わたる要求
系統概略図

有

上記(1)～(3）により，共通要因又は従属要因によって多重性を有する系統が同時にその機能を失わないよう設計していることから，独立性を有している。
使用期間は 24 時間以上の長期間。

第 16-1 図 非常用所内電源設備（直流電源系）

12 条-添付 2-38

115

第 16-1 図 非常用所内電源設備（直流電源系） 系統概略図

12 条-添付 2-39

116

No.
安全機能
系統・機器
多重性又は
多様性
独立性

17
非常用の計測制御用電源機能
計測制御用電源設備
有計測制御用電源設備は 3 区分設置しており，多重性を有している。
有(1)計装用電源設備は，いずれも二次格納施設外の環境条件において，空調機によって温度管理された状態で健全に動作するよう設計されている。
(2)計装用電源設備を構成している母線及び分電盤等は，いずれも耐震Ｓクラス設備として設計している。
また，溢水，火災については，系統分離を図るとともに，溢水，火災の影
響軽減対策等を実施することにより，安全機能を損なわないよう設計する。
(3)計装用電源設備は，それぞれ異なるエリアに分散して配置している。
また，電路においても物理的，電気的に分離が図られている。

長期間に
わたる要求
系統概略図

有

上記(1)～(3)により，共通要因又は従属要因によって多重性を有する系統が同時にその機能を失わないよう設計していることから，独立性を有している。
使用期間は 24 時間以上の長期間。

第 17-1 図

計装用電源設備12 条-添付 2-40

117

区分Ⅰ

区分Ⅱ
480V
モータコントロールセンタ

480V
モータコントロールセンタ

480V
モータコントロールセンタ

480V
モータコントロールセンタ

Ｍ

Ｍ

はずみ車

はずみ車

Ｇ

Ｇ

120V 原子炉保護系母線 A 系

区分Ⅰ

120V 原子炉保護系母線 B 系

区分Ⅱ

区分Ⅲ

480V
モータコントロールセンタ

480V
モータコントロールセンタ

480V
モータコントロールセンタ

120/240V
計測用交流電源母線 2A

120/240V
計測用交流電源母線 2B

HPCS 120V 交流分電盤

第 17-1 図 計装用電源設備

系統概略図

12 条-添付 2-41

118

No.
安全機能
系統・機器
多重性又は
多様性

独立性

18，19
補機冷却機能冷却用海水供給機能
残留熱除去系海水系及びディーゼル発電機海水系
有残留熱除去系海水系は 2 系統設置しており，多重性を有している。
ディーゼル発電機海水系は，非常用ディーゼル発電機海水系が 2 系統，高圧
炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系が 1 系統の 3 系統設置しており，多重性を有している。
有(1)残留熱除去系海水系，非常用ディーゼル発電機海水系及び高圧炉心スプレ
イ系ディーゼル発電機海水系は，二次格納施設外の環境条件に想定される自然環境においても，健全に動作するよう設計されている。

※ 自然現象としては，洪水，風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象，森林火災及び高潮を想定する。
(2)残留熱除去系海水系，非常用ディーゼル発電機海水系及び高圧炉心スプレ
イ系ディーゼル発電機海水系は，耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水，火災については，系統分離を図るとともに，溢水，火災の影響軽減対策等を実施することにより，安全機能を損なわないよう設計する。
(3)電源については，残留熱除去系海水系は区分Ⅰ，区分Ⅱ，非常用ディーゼル発電機海水系及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系は区分Ⅰ，区
分Ⅱ，区分Ⅲの異なる区分から供給しており，1 系統のサポート系の故障が他の系統に影響を及ぼさないよう設計している。
(4)残留熱除去系海水系の A 系と B 系はタイラインにより接続しているが，タイラインの破損により同時に系統機能を喪失しないように適切に弁を設置している。当該ラインは主配管と同じ耐震Ｓクラスで設計されており，重要度分類についても主配管から隔離弁までの範囲はＭＳ－１相当で設計しており主配管と同等の信頼性を有している。
なお，隔離弁は手動弁であり，施錠により弁ハンドルを固定し誤操作防止措置を講じている。

長期間に
わたる要求
系統概略図

有

上記(1)～(4)により，共通要因又は従属要因によって多様性を有する系統が同時にその機能を失わないよう設計していることから，独立性を有している。
使用期間は 24 時間以上の長期間。

第 19-1 図
第 19-2 図

残留熱除去系海水系
ディーゼル発電機海水系

12 条-添付 2-42

119

区分Ⅰ

残留熱除去系
熱交換器 (A)

残留熱除去系
熱交換器 (B)

区分Ⅱ

残留熱除去系ポンプ(A)室空調機

残留熱除去系
ポンプ(B)室空調機

原子炉隔離時冷却系
ポンプ室空調機

残留熱除去系ポンプ(C)室空調機

低圧炉心スプレイ系
ポンプ室空調機

残留熱除去系ポンプ(B)メカクーラ熱交換器

MO

残留熱除去系ポンプ(A)メカクーラ熱交換器

MO

残留熱除去系ポンプ(C)メカクーラ熱交換器

放水口へ

放水口へ

低圧炉心スプレイ系
ポンプ
メカクーラ熱交換器
ストレーナ

ストレーナ

MO

MO

MO

MO

CAMSモニタラック(A)

(A)

(C)

CAMSモニタラック(B)(B)

残留熱除去系
海水系ポンプ(D)

残留熱除去系
海水系ポンプ

残留熱除去系海水系 (B)

残留熱除去系海水系 (A)

第 19-1 図

残留熱除去系海水系

系統概略図

12 条-添付 2-43

120

区分Ⅰ

区分Ⅲ

区分Ⅱ

２Ｃ非常用ディーゼル
発電機設備

高圧炉心スプレイ系
ディーゼル
発電機設備

２Ｄ非常用ディーゼル
発電機設備

高圧炉心スプレイ系
ポンプ室空調機 1

高圧炉心スプレイ系
ポンプ室空調機 2

高圧炉心スプレイ系
ポンプメカクーラ
熱交換器

ストレーナ

２Ｃ非常用
ディーゼル発電機
海水ポンプ

ストレーナ

ストレーナ

放水口へ

２Ｄ非常用
ディーゼル発電機
海水ポンプ

第 19-2 図

放水口へ

高圧炉心スプレイ系
ディーゼル発電機
海水ポンプ

放水口へ

ディーゼル発電機海水系 系統概略図

12 条-添付 2-44

121

No.
安全機能
系統・機器
多重性又は
多様性

20
原子炉制御室非常用換気空調機能
中央制御室換気系
無中央制御室換気系の動的機器及びフィルタユニットは多重性を有している。
ただし，ダクトの一部が単一設計となっている。

独立性有(1)中央制御室換気系は，二次格納施設外の環境条件において，空調機によって温度管理された状態で健全に動作するよう設計している。
(2)中央制御室換気系は，耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水については影響軽減対策を実施し，火災についても火災の発生防止対策を実施することで，機能喪失しないよう設計する。
(3)中央制御室換気系の動的機器，フィルタユニットは多重化されており，それぞれ 100％容量を有している。電源はそれぞれ異なる区分（区分Ⅰ，区分Ⅱ）から供給しており，1 系統のサポート系の故障が他の系統に影響を及ぼさないよう設計している。
隔離弁は多重化しており，2 つの隔離弁が同時に機能を喪失しないよう，第1 隔離弁と第 2 隔離弁の駆動電源の区分を分離している。
フィルタユニット及び空気調和機の入口弁（空気作動弁）はフェイルオープンとなっており，サポート系の故障により系統機能に影響を及ぼさない設計としている。

長期間に
わたる要求
系統概略図

MO

MO

MO

MO

MO

MO

上記(1)～(3)により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
使用期間は 24 時間以上の長期間。

有第 20-1 図

中央制御室換気系
単一設計箇所

排風用ファン

FO

(A)

(A)

冷却コイル

バグフィルタヘパフィルタチャコールフィルタ

ヘパフィルタ(B)

中央制御室

ヘパフィルタチャコールフィルタ

ヘパフィルタバグフィルタFO
AO

バグフィルタ

FO
AO

冷却コイル

フィルタユニット

バグフィルタ

AO

RE

空気調和機

(B)

AO

FO

区分Ⅰ
区分Ⅱ

第 20-1 図 中央制御室換気系 系統概略図

12 条-添付 2-45

122

No.
安全機能
系統・機器
多重性又は
多様性

独立性

21
圧縮空気供給機能
逃がし安全弁［18 個］及び自動減圧機能［7 個］のアキュムレータ並びに主蒸気隔離弁［8 個］のアキュムレータ
有
逃がし安全弁のアキュムレータは 18 個の弁それぞれに設置されており，このうち 7 個の弁には自動減圧系のアキュムレータも別途設置されている。
また，主蒸気隔離弁のアキュムレータについても 8 個の弁それぞれに設置されている。
上記のとおり，弁そのものが多重性を有しており，それぞれ個別にアキュム
レータを有していることから，アキュムレータについても多重性を有している。
有(1)逃がし安全弁，自動減圧機能，主蒸気隔離弁のアキュムレータは，想定される最も過酷な環境条件である原子炉冷却材喪失時において健全に動作するよう設計している。
(2)逃がし安全弁，主蒸気隔離弁のアキュムレータは，耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水，火災については，それぞれの配管における隔離弁の位置的分散を図ることにより，安全機能を損なわないよう設計する。
(3)逃がし安全弁，主蒸気隔離弁のアキュムレータは，それぞれの弁に設置し，4 本の主蒸気配管に分散して配置する設計としている。
サポート系についても，逃がし安全弁(自動減圧系)，主蒸気隔離弁の電源については 2 区分から供給しており，1 区分の故障によっても機能に影響を及
ぼさないよう設計している。

長期間に
わたる要求

系統概略図

上記(1)～(3)により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
有
逃がし安全弁及び自動減圧機能のアキュムレータの使用期間は 24 時間以上の長期間。
主蒸気隔離弁のアキュムレータの使用期間は主蒸気隔離弁が閉止するまでであり，24 時間未満の短期間。
第 21-1 図 逃がし安全弁／自動減圧系
第 21-2 図 主蒸気隔離弁

12 条-添付 2-46

123

区分Ⅰ

電磁弁
DC

DC

アキュムレータ

区分Ⅱ
DC

アキュムレータ

DC : 125V DC系

DC

電磁弁
DC

DC

DC

AO

AO

DC

DC

DC

DC

AO

AO

DC

DC

DC

AO

AO

AO

DC

AO

AO

A

（自動減圧系）（自動減圧系）C

アキュムレータ（自動減圧系）

DC

DC

DC

DC

AO

AO

DC

DC

DC

DC

DC

DC

AO

AO

AO

電磁弁
DC

アキュムレータ

DC

DC

AO

（自動減圧系）（自動減圧系）（自動減圧系）

B

DC

電磁弁
DC

AO

DC

DC

AO

AO

D
（自動減圧系）

第 21-1 図 逃がし安全弁／自動減圧系 系統概略図

格納容器

アキュムレータ

アキュムレータ

アキュムレータ

アキュムレータ
N2

N2

IA

AO

NO

主蒸気隔離弁(外側)

主蒸気隔離弁(内側)

アキュムレータ

流量制限器

逃がし安全弁

逃がし安全弁アキュムレータNO

AO

主蒸気隔離弁(内側)

主蒸気隔離弁(外側)

流量制限器

アキュムレータ

アキュムレータ

N2

IA

IA

N2

AO

NO

主蒸気隔離弁(外側)

主蒸気隔離弁(内側)

流量制限器

逃がし安全弁

逃がし安全弁

流量制限器

IA

NO

AO

主蒸気隔離弁(内側)

主蒸気隔離弁
(外側)第 21-2 図 主蒸気隔離弁 系統概略図

12 条-添付 2-47

124

No.
安全機能
系統・機器
多重性又は
多様性
独立性

22
原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する配管の隔離機能
原子炉冷却材圧力バウンダリ隔離弁
有
原子炉冷却材圧力バウンダリ隔離弁は，設置許可基準規則 第十七条に適合する設計としており，多重性又は多様性を有している。
有(1)原子炉冷却材圧力バウンダリ隔離弁は，想定される最も過酷な環境条件である原子炉冷却材喪失時において健全に動作するよう設計している。
(2)原子炉冷却材圧力バウンダリ隔離弁は，いずれも耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水，火災については，それぞれの配管における隔離弁の位置的分散を図ることにより，安全機能を損なわないよう設計する。
(3)原子炉冷却材圧力バウンダリの隔離弁は，2 つの隔離弁が同時に機能を喪失しない設計としている。
・第 1 隔離弁と第 2 隔離弁がともに電動弁の場合には駆動電源の区分を分離している。
・第 1 隔離弁と第 2 隔離弁がともに空気作動弁の場合にはフェイルクローズとなる設計としている。
・第 1 隔離弁と第 2 隔離弁のうち一方が逆止弁の場合には，逆止弁にて隔離機能を確保できる設計としている。

長期間に
わたる要求
系統概略図

有

上記(1)～(3)により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
隔離状態を維持するための使用期間は 24 時間以上の長期間。

第 22-1 図

原子炉冷却材圧力バウンダリ隔離弁

12 条-添付 2-48

125

区分Ⅰ
区分Ⅱ

AO

区分Ⅲ
残留熱除去系（停止時冷却モード）

DC: 125V

AO

原子炉隔離時冷却系

MO

残留熱除去系A（低圧注水モード）

FC

AO

AO

AO

FC
主蒸気系

MO

残留熱除去系B（低圧注水モード）

AO

MO
残留熱除去系C（低圧注水モード）

MO

AO

MO

主蒸気ドレン系（主復水器へ）MO DC
原子炉隔離時冷却系

MO

AO

MO

MO

主蒸気ドレン系（主復水器へ）

高圧炉心スプレイ系

MO

DC

AO

低圧炉心スプレイ系

AO

AO

MO

残留熱除去系A（停止時冷却モード）
残留熱除去系A（停止時冷却モード）

MOMO
残留熱除去系B（停止時冷却モード）

MO

残留熱除去系B（停止時冷却モード）

MO
原子炉冷却材浄化系

MO

DC

DC

第 22-1 図 原子炉冷却材圧力バウンダリ隔離弁 系統概略図

12 条-添付 2-49

126

No.
安全機能
系統・機器
多重性又は
多様性
独立性

23
原子炉格納容器バウンダリを構成する配管の隔離機能
原子炉格納容器バウンダリ隔離弁
有原子炉格納容器バウンダリ隔離弁は，設置許可基準規則 第三十二条に適合する設計としており，多重性又は多様性を有している。
有(1)原子炉格納容器バウンダリ隔離弁は，想定される最も過酷な環境条件である原子炉冷却材喪失時において健全に動作するよう設計している。
(2)原子炉格納容器バウンダリ隔離弁は，いずれも耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水，火災については，それぞれの配管における隔離弁の位置的分散を図ることにより，安全機能を損なわないよう設計する。
(3)原子炉格納容器バウンダリ隔離弁が 2 弁あるものについては，2 つの隔離弁が同時に機能を喪失しない設計としている。
・第 1 隔離弁，第 2 隔離弁がともに電動弁である場合は，駆動電源の区分を分離している。
・空気作動弁や電磁弁については，フェイルクローズとなる設計としている。
・逆止弁については，逆止弁にて隔離機能を確保できる設計としている。

長期間に
わたる要求
系統概略図

有

上記(1)～(3)により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
隔離状態を維持するための使用期間は 24 時間以上の長期間。

第 23-1 図

原子炉格納容器バウンダリ隔離弁

12 条-添付 2-50

127

区分Ⅰ

AO

区分Ⅱ
MO
残留熱除去系
DC

FC AO

AO

AO FC

原子炉隔離時冷却系

不活性ガス系

FC

FC

AO FC

FC AO

酸素分析系

主蒸気系

FC

FC

MO

酸素分析系

主蒸気ドレン系

FC

AO FC

AO

MO

MO DC

核分裂生成物モニタ系

原子炉隔離時冷却系
MO

MO

MO

MO

事故時サンプリング

主蒸気ドレン系
DC

FC

AO

MO

AO

AO FC

残留熱除去系

不活性ガス系

MO
MO

DC

残留熱除去系

FC

MO
原子炉冷却材浄化系

MO

FC

FC AO

AO FC

FC

FC AO

AO FC

不活性ガス系

酸素分析系

FC

AO

AO

核分裂生成物モニタ系

不活性ガス系

FC

FC

酸素分析系

FC AO

AO FC

FC AO

AO

FC AO

AO FC

機器ドレン系
MO

MO

事故時サンプリング

FC
床ドレン系
油ドレン系

第 23-1 図

原子炉格納容器バウンダリ隔離弁 系統概略図

12 条-添付 2-51

128

No.
安全機能
系統・機器
多重性又は
多様性

独立性

24
原子炉停止系に対する作動信号（常用系として作動させるものを除く）の発生機能
安全保護系（スクラム機能）
有安全保護系（スクラム機能）は 2 つの独立した原子炉緊急停止系より構成されている。
原子炉緊急停止系の各系は 1 つの測定変数に対して 2 つ以上の独立したトリップ接点を持っており，いずれかの接点の動作で当該系がトリップし，2 系統
が共にトリップした場合に原子炉がスクラムする設計となっており，多重性を有している。
有(1)原子炉緊急停止系は，想定される最も過酷な環境条件である原子炉冷却材喪失時及び主蒸気管破断時において健全に動作するよう設計している。
(2)原子炉緊急停止系は，いずれも耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水，火災については，溢水，火災の影響軽減対策等を実施することにより，安全機能を損なわないよう設計する。
(3)原子炉緊急停止系は，その区分に応じ，中央制御室の異なる盤に設置しており，それぞれ分離して配置している。また，電源についてはそれぞれ異なる区分から供給しており，1 つの区分に故障が発生した場合においても安全機能を損なわないよう設計している。

長期間に
わたる要求
系統概略図

－

上記(1)～(3)により，共通要因又は従属要因によって多重性を有する系統が同時にその機能を失わないよう設計していることから，独立性を有している。
使用期間はスクラムのタイミングのみで短期間。

第 24-1 図

原子炉緊急停止系の安全保護回路

第 24-1 図 原子炉緊急停止系の安全保護回路 系統概略図

12 条-添付 2-52

129

No.
安全機能
系統・機器
多重性又は
多様性

独立性

25
工学的安全施設に分類される機器若しくは系統に対する作動信号の発生機能
安全保護系（非常用炉心冷却系作動，主蒸気隔離，原子炉格納容器隔離，原子炉建屋ガス処理系作動）有
非常用炉心冷却系作動（低圧炉心スプレイ系，残留熱除去系，高圧炉心スプ
レイ系）の安全保護回路はそれぞれの区分に応じた複数の検出器から得られた信号を用い，論理回路（1 out of 2 twice）を通じて作動信号を発生させており，多重性又は多様性を有している。
非常用炉心冷却系作動（自動減圧系）の安全保護回路は2区分の検出器から得られた信号を用い，論理回路を通じて作動信号を発生させており，多重性を有している。
主蒸気隔離の安全保護回路は2区分の検出器から得られた信号を用い，論理回路（1 out of 2 twice）を通じて作動信号を発生させており，多重性を有している。
原子炉格納容器隔離の安全保護回路は2区分の検出器から得られた信号を用
い，論理回路を通じて作動信号を発生させており，多重性を有している。
原子炉建屋ガス処理系作動の安全保護回路は 2 区分の検出器から得られた信号を用い，論理回路（1 out of 2 twice）を通じて作動信号を発生させており，多重性を有している。
有(1)各回路は，想定される最も過酷な環境条件である原子炉冷却材喪失時及び主蒸気管破断時において健全に動作するよう設計している。
(2)各回路は耐震Ｓクラス設備として設計している。また，その区分に応じ，それぞれ異なるエリアに設置しており，溢水，火災が発生した場合においても，安全機能を損なわないよう設計する。
(3)各回路は，その区分に応じ，中央制御室の異なる盤に設置，あるいは盤内において離隔して設置しており，それぞれ分離して配置している。また，電源についてはそれぞれ異なる区分から供給しており，1 つの区分に故障が発生した場合においても安全機能を損なわないよう設計している。

長期間に
わたる要求
系統概略図

有

上記(1)～(3)により，共通要因又は従属要因によって多重性を有する系統が同時にその機能を失わないよう設計していることから，独立性を有している。
使用期間は 24 時間以上の長期間。

第 25-1-1 図 非常用炉心冷却系作動の安全保護回路（低圧炉心スプレイ系・残留熱除去系）
第 25-1-2 図 非常用炉心冷却系作動の安全保護回路（高圧炉心スプレイ系）
第 25-1-3 図 非常用炉心冷却系作動の安全保護回路（自動減圧系）
第 25-2 図
主蒸気隔離の安全保護回路
第 25-3 図
原子炉格納容器隔離の安全保護回路
第 25-4-1 図 原子炉建屋ガス処理系(A)作動の安全保護回路
第 25-4-2 図 原子炉建屋ガス処理系(B)作動の安全保護回路

12 条-添付 2-53

130

第 25-1-1 図 非常用炉心冷却系作動の安全保護回路（低圧炉心スプレイ系・残留熱除去系）
系統概略図

第 25-1-2 図 非常用炉心冷却系作動の安全保護回路（高圧炉心スプレイ系） 系統概略図

12 条-添付 2-54

131

第 25-1-3 図 非常用炉心冷却系作動の安全保護回路（自動減圧系） 系統概略図

第 25-2 図 主蒸気隔離の安全保護回路 系統概略図

12 条-添付 2-55

132

第 25-3 図 原子炉格納容器隔離の安全保護回路 系統概略図

12 条-添付 2-56

133

第 25-4-1 図 原子炉建屋ガス処理系（A）作動の安全保護回路 系統概略図

第 25-4-2 図 原子炉建屋ガス処理系（B）作動の安全保護回路 系統概略図

12 条-添付 2-57

134

No.
安全機能
系統・機器
多重性又は
多様性

独立性

26
事故時の原子炉の停止状態の把握機能
起動領域計装原子炉スクラム用電磁接触器の状態監視設備及び制御棒位置監視設備
有
起動領域計装は，中性子源領域と中間領域の 2 つの領域で 8 チャンネルによる中性子モニタリングを行っており，多重性を有している。
原子炉スクラム用電磁接触器の状態監視設備と制御棒位置監視設備による確
認によって多様性を有している。
有〈起動領域計装〉(1)起動領域計装は，想定される最も過酷な環境条件である原子炉冷却材喪失時において健全に動作するよう設計している。
(2)起動領域計装は，いずれも耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水，火災については，位置的分散を図るとともに，溢水，火災の影響軽減対策等を実施することにより，同時に監視不能とならないよう設計する。
(3)起動領域計装は，その区分に応じ，中央制御室の異なる盤に設置，あるいは盤内において離隔して設置しており，それぞれ分離して配置している。また，電源についてはそれぞれ異なる区分から供給しており，1 つの区分に故障が発生した場合においても安全機能を損なわないよう設計している。
上記(1)～(3)により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
〈原子炉スクラム用電磁接触器の状態監視設備及び制御棒位置監視設備〉
原子炉の停止状態を原子炉スクラム用電磁接触器の状態と制御棒位置で判断することにより，原子炉の停止状態を把握する。
(1)原子炉スクラム用電磁接触器の状態監視設備は，二次格納施設外の環境条
件において，空調機によって温度管理された状態で健全に動作するよう設計している。
制御棒位置監視設備は，通常運転時の環境条件下において動作するよう設計している。
(2)原子炉スクラム用電磁接触器の状態監視設備は，耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水については，中央制御室は溢水源が無いこと，火災については常駐する運転員による早期感知・消火が可能であることから，機能に影響を及ぼすものではない。
制御棒位置監視設備は，耐震Ｃクラス設備として設計している。
(3)原子炉スクラム用電磁接触器の状態監視設備は，その区分に応じ，中央制御室の異なる盤に設置しており，それぞれ分離して配置している。また，電源についてはそれぞれ異なる区分から供給しており，1 つの区分に故障が発生した場合においても安全機能を損なわないよう設計している。
制御棒位置監視設備と原子炉スクラム用電磁接触器の状態監視設備とは，物理的分離を行っている。

長期間に
わたる要求
系統概略図

有

上記(1)～(3)により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
使用期間は 24 時間以上の長期間。

第 26-1 図
第 26-2 図

起動領域計装原子炉スクラム用電磁接触器の状態監視設備及び制御棒位置監視設備

12 条-添付 2-58

135

第 26-1 図

第 26-2 図

起動領域計装 系統概略図

原子炉スクラム用電磁接触器の状態監視設備及び制御棒位置監視設備 系統概略図

12 条-添付 2-59

136

No.
安全機能
系統・機器
多重性又は
多様性
独立性

27
事故時の炉心冷却状態の把握機能
原子炉水位計装（広帯域，燃料域）
原子炉圧力計装
有
原子炉水位計装（広帯域，燃料域）及び原子炉圧力計装はそれぞれ 2 区分設
置しており，多重性を有している。
有(1)各計装は，想定される最も過酷な環境条件である原子炉冷却材喪失時において健全に動作するよう設計している。
(2)各計装は，いずれも耐震Ｓクラス設備として設計している。
また，溢水，火災については，位置的分散を図るとともに，溢水，火災の影
響軽減対策等を実施することにより，同時に監視不能とならないよう設計する。
(3)各計装は，その区分に応じ，中央制御室の盤内において離隔して設置しており，それぞれ分離して配置している。また，電源についてはそれぞれ異なる区分から供給しており，1 つの区分に故障が発生した場合においても安全機能を損なわないよう設計している。

長期間に
わたる要求
系統概略図

有

上記(1)～(3)により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
使用期間は 24 時間以上の長期間。

第 27-1 図

原子炉水位計装（広帯域，燃料域），原子炉圧力計装第 27-1 図 原子炉水位計装（広帯域，燃料域），原子炉圧力計装 系統概略図

12 条-添付 2-60

137

No.
安全機能
系統・機器

多重性又は
多様性
独立性

28
事故時の放射能閉じ込め状態の把握機能
原子炉格納容器圧力計装
サプレッション・プール水温度計装
原子炉格納容器エリア放射線量率計装
有
各計装はそれぞれ 2 区分設置しており，多重性を有している。
有(1)各計装は，想定される最も過酷な環境条件である原子炉冷却材喪失時において健全に動作するよう設計している。
(2)サプレッション・プール水温度計装及び原子炉格納容器エリア放射線量率
計装は，いずれも耐震Ｓクラス設備として設計している。原子炉格納容器圧力計装は，耐震Ｓクラス設備として設計する。
また，溢水，火災については，位置的分散を図るとともに，溢水，火災の影
響軽減対策等を実施することにより，同時に監視不能とならないよう設計する。
(3)サプレッション・プール水温度計装及び原子炉格納容器エリア放射線量率
計装は，その区分に応じ，中央制御室の異なる盤に設置しており，それぞれ分離して配置している。また，電源についてはそれぞれ異なる区分から供給しており，1 つの区分に故障が発生した場合においても安全機能を損なわないよう設計している。
(4)原子炉格納容器圧力計装は，その区分に応じ，中央制御室の異なる盤に設置，あるいは盤内において離隔して設置し，それぞれ分離して配置する設計とする。また，電源についてはそれぞれ異なる区分から供給し，1 つの区分に故障が発生した場合においても安全機能を損なわない設計とする。

長期間に
わたる要求
系統概略図

有

上記(1)～(4)により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
24 時間以上の長期間。

第 28-1 図
第 28-2 図

原子炉格納容器圧力計装，サプレッション・プール水温度計装
原子炉格納容器エリア放射線量率計装12 条-添付 2-61

138

第 28-1 図

原子炉格納容器圧力計装，サプレッション・プール水温度計装 系統概略図

第 28-2 図

原子炉格納容器エリア放射線量率計装 系統概略図

12 条-添付 2-62

139

No.
安全機能
系統・機器

多重性又は
多様性

独立性

29
事故時のプラント操作のための情報の把握機能【冷温停止への移行】
・原子炉圧力計装
・原子炉水位計装（広帯域）【ドライウェルスプレイ】
・原子炉水位計装（広帯域，燃料域）
・原子炉格納容器圧力計装【サプレッション・プール冷却】・原子炉水位計装（広帯域，燃料域）
・サプレッション・プール水温度計装【可燃性ガス濃度制御系起動】
・原子炉格納容器水素濃度計装
・原子炉格納容器酸素濃度計装【放射性気体廃棄物処理系の隔離】
・主排気筒放射線モニタ計装
有【冷温停止への移行】
原子炉圧力計装及び原子炉水位計装（広帯域）はそれぞれ 2 区分設置しており，多重性を有している。
【ドライウェルスプレイ】
原子炉水位計装（広帯域，燃料域）及び原子炉格納容器圧力計装はそれぞれ
2 区分設置しており，多重性を有している。
【サプレッション・プール冷却】原子炉水位計装（広帯域，燃料域）及びサプレッション・プール水温度計装はそれぞれ 2 区分設置しており，多重性を有している。
【可燃性ガス濃度制御系起動】
原子炉格納容器水素濃度計装及び原子炉格納容器酸素濃度計装はそれぞれ 2
区分設置しており，多重性を有している。
【放射性気体廃棄物処理系の隔離】
主排気筒放射線モニタ計装は 2 区分設置しており，多重性を有している。
有(1)各計装は，想定される最も過酷な環境条件である原子炉冷却材喪失時において健全に動作するよう設計している。主排気筒放射線モニタは排気筒モニ
タ建屋に設置しており，放射性気体廃棄物処理施設破損時の排気筒モニタ建屋における環境下で健全に動作するよう設計している。
(2)各計装は，耐震Ｓクラス設備として設計している。原子炉格納容器圧力計装は，耐震Ｓクラス設備として設計する。また，溢水，火災については，位置的分散を図るとともに，溢水，火災の影響軽減対策等を実施することにより，同時に監視不能とならないよう設計する。
主排気筒放射線モニタ計装は，区分に応じて個別の盤・ラックに配置し，系統分離する。
(3)各計装は，その区分に応じ，中央制御室の異なる盤に設置しており，それぞれ分離して配置している。また，電源についてはそれぞれ異なる区分から供給しており，1 つの区分に故障が発生した場合においても安全機能を損なわないよう設計している。
(4)原子炉格納容器圧力計装は，その区分に応じ，中央制御室の異なる盤に設置，あるいは盤内において離隔して設置し，それぞれ分離して配置する設計とする。また，電源についてはそれぞれ異なる区分から供給し，1 つの区分に故障が発生した場合においても安全機能を損なわない設計とする。

12 条-添付 2-63

140

(5)主排気筒放射線モニタ計装の電源についてはそれぞれ異なる区分から供給
し，1 つの区分に故障が発生した場合においても安全機能を損なわない設計とする。
上記(1)～(5)により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
長期間に
わたる要求
系統概略図

有

使用期間は 24 時間以上の長期間。

第 29-1 図
第 29-2 図
第 29-3 図
第 29-4 図

原子炉水位計装（広帯域，燃料域），原子炉圧力計装
原子炉格納容器圧力計装，サプレッション・プール水温度計装
原子炉格納容器水素濃度計装及び酸素濃度計装
主排気筒放射線モニタ計装

第 29-1 図 原子炉水位計装（広帯域，燃料域），原子炉圧力計装

系統概略図

12 条-添付 2-64

141

第 29-2 図

原子炉格納容器圧力計装，サプレッション・プール水温度計装 系統概略図

第 29-3 図 原子炉格納容器水素濃度計装及び酸素濃度計装 系統概略図

12 条-添付 2-65

142

第 29-4 図 主排気筒放射線モニタ計装 系統概略図

12 条-添付 2-66

143

【補足】安全施設に係る区分分離の基本原則について

1.

はじめに
本資料では，東海第二発電所の安全施設に係る区分分離全体の基本原則について以下のとおり整理した。

2.

区分分離の種類

2.1

安全施設の区分分離
安全機能を有する構築物，系統及び機器（安全施設）のうち，重要度が特に高い安全機能を有するもの，及びそれ以外のものについての区分分離の考え方を以下に示す。
(1)

安全機能を有する構築物，系統及び機器（安全施設）のうち，重要度が特に高い安全機能を有するもの
安全機能を有する構築物，系統及び機器（安全施設）のうち，重要度が特に高い安全機能を有するものについては，以下の（Ａ）（Ｂ）のとおり
設計している。

（Ａ）多重性又は多様性を確保するために設置した同一の機能を有する安全施設との間において，「単一故障（従属要因による多重故障含む）」が発生した場合であっても機能できるよう「独立性」を確保【設置許可基準規則第十二条第２項】（Ｂ）他の安全施設との間，または非安全施設との間において，「その一方の運転又は故障等」により安全機能が阻害されないように「機能的隔離
及び物理的分離」を実施【設置許可基準規則第十二条第１項及び重要度分類指針】

12 条-添付 2-補足-1

144

(2)

安全施設のうち，①以外のもの
安全施設のうち，①以外のものについては，以下の（Ｂ）のとおり設計することとしている。

（Ｂ）他の安全施設との間，または非安全施設との間において，「その一方の運転又は故障等により」安全機能が阻害されないように「機能的隔離
及び物理的分離」を実施【同①（Ｂ）】

安全施設の区分分離の具体例を図 1 に，同一機能内の区分分離及び異なる機能間での区分分離の考え方を図 2 示す。

図1

安全施設の区分分離の具体例

12 条-添付 2-補足-2

145

図2

同一機能内の区分分離及び異なる機能間での区分分離

東海第二発電所では，新規制基準を踏まえ，（Ａ）（Ｂ）に加えて，設置許可基準規則第八条（火災による損傷の防止）に基づく区分分離や，設置許可基準規則第九条（溢水による損傷の防止）に基づく区分分離も実施することとしている。
なお，（Ｂ）異なる機能間での区分分離（機能的隔離及び物理的分離）については安全施設全てを対象としているが，「同位ないし上位の重要度を有する他方に期待される安全機能が阻害され，もって原子炉施設の安全が損なわれることのないように」することが目的であることを踏まえると，安全施設のうちクラス３（ＰＳ－３，ＭＳ－３）の系統については，影響を受ける側の系統として見た場合，当該安全機能が阻害された場合においても代替性や復旧性を考慮すると原子炉施設の安全が損なわれることはない，と評価できる。
12 条-添付 2-補足-3

146

2.2

火災に対する分離について
火災に対する分離については，設置許可基準規則十二条に基づく分離と同第八条に基づく分離があり，以下の様な違いがある。
(1)（Ａ）同一機能内での区分分離（独立性の確保）
火災によっても他区分の設備が損傷しないよう，火災の影響を受ける可能性のある機器について，ＩＥＥＥ384-1992（ＩＥＥＥ Standard
Criteria Independence of Class 1E Equipment and Circuits）に基づく
離隔距離の確保，又は耐火障壁の設置により，同一機能内での区分分離を実施(2)（Ｂ）異なる機能間での区分分離（機能的隔離及び物理的分離）
火災によっても他機能の安全設備の機能を確保するよう，火災の影響を受ける可能性のある機器について，ＩＥＥＥ384-1992（ＩＥＥＥStandard Criteria Independence of Class 1E Equipment andCircuits）に基づく離隔距離の確保，又は耐火障壁の設置により，異なる
機能間での区分分離を実施(3)

区域又は区画内の安全機能が全喪失することを仮定した区分分離（3 時間耐火障壁による物理的分離）
上記（Ａ）（Ｂ）の区分分離に加え，原子炉の高温停止及び冷温停止に係る安全機能を有する機器については，保守的に，火災により当該機器を設置する区域又は区画内の安全機能が全喪失することを仮定しても，少な
くとも１区分以上の原子炉の高温停止及び冷温停止機能が確保されるように，３時間耐火能力を有する耐火障壁の設置により，原則として，安全系
区分Ⅰ・Ⅱ間での区分分離を行う。

12 条-添付 2-補足-4

147

2.3

同一機能内・異なる機能間での分離を脅かすエネルギーについて
同一機能内・異なる機能間での分離を脅かすエネルギーを，プラント内部で発生するエネルギー及びプラント外部で発生するエネルギーに分類すると，以下のとおり整理できる。
(1)

プラント内部で発生するエネルギー
・環境条件
・火災
・溢水
・内的エネルギー（配管内のエネルギー，回転機器の回転エネルギー）(2)

プラント外部で発生するエネルギー・地震・津波・その他自然現象，人為事象（偶発的）3.

区分分離の設計方針
プラント内部で発生するエネルギー，プラント外部で発生するエネルギーを想定した分離設計の考えについて，分離方法毎に整理した結果を表 1 に示す。

12 条-添付 2-補足-5148

12 条-添付 2-補足-6149の安全区分が同時に機能喪失しないよう設計する。

し，『溢水の発生防止』，『溢水の拡大防止』，『溢水の影響防止』の３方策を適切に組み合わせることにより，複数溢水の発生要因（想定破損，消火等，地震起因）ならびに溢水影響モード（没水，被水，蒸気曝露）それぞれに対各機器は想定される環境条件に耐えうる設計とする。

隔離装置

機能的隔離

※想定事象に対する頑健性の確保のため，物理的分離を実施する場合がある。

分離手段

電気系において遮断器等を用いた隔離部分を設ける設計とする。

タイラインを有する系統間を弁の構成によって隔離する，計装系において光変換カード等を系統間に介在させる，

設計方針

屋内機器は影響を受けないこと，屋外機器は個別に防護する設計とする。

○

く隔離距離により分離する設計とする。
・耐火障壁等により分離する設計とする。

その他自然現象，人為事象（偶発的）※

○

盤・ラック

○

・IEEE Std 384-1992(IEEE Standard Criteria for Independence of Class 1E Equipment and Circuits)に基づ・上記が不可能な場合には，隔離壁を追加する設計とする。

以下であること。

・上記が不可能な場合には，安全上重要な系統，機器へのミサイル落下確率（破壊に至らしめる確率）が 10－７/年

ること。

・ポンプ，モータ，タービン（RCIC 系，給水系）などの異常によりミサイルが発生する確率が 10－７/年以下であ（その他ポンプ，モータ等のインターナルミサイル）・タービンミサイルが貫通しない障壁を設ける設計とする。

ンミサイル評価を行い，使用済燃料プール落下確率が 10－７/年以下であるように配置上の考慮を行う。

・「タービンミサイル評価について」（昭和 52 年 7 月 20 日原子力委員会原子炉安全専門審査会）に基づきタービ

設計基準津波が各機器に到達しないよう防護する設計とする。

○

補機

○

○

○

（タービンミサイル）を行い，破断配管と分離する設計とする。

・系統区分を考慮した配置とし，安全上重要な系統及び機器については，原則，各区分ごとに障壁による分離配置（格納容器外）ホイップレストレイントを設置）とする。

・パイプホイップ評価を行い，配管の破断により安全機能が損なわれないような配置設計（必要に応じてパイプ（格納容器内）

設計方針

津波※

○

ｹｰﾌﾞﾙ

○

○

○

－

○

○

障壁

分離手段
距離

耐震重要施設は基準地震動に対してその機能を損なわない設計とする。

火災において影響がある機器

回転機器の損傷において影響がある機器

配管の損傷において影響がある機器

機器

区分分離の設計方針について

地震

溢水※

環境条件

火災

内部エネルギー

想定事象

分離方法

る頑健性の確保）（想定事象に対す

その他

物理的分離

分離方法

表1

4.

まとめ

(1)

区分分離には以下の 2 つの種類があり，これらによって必要な安全機能を守っている。

（Ａ）同一機能内での区分分離（独立性の確保）（Ｂ）異なる機能間での区分分離（機能的隔離及び物理的分離）(2)

区分分離を脅かすエネルギーとしては，プラント内部／外部で発生するエネルギーがそれぞれ考えられるため，各々について整理した。

(3)

東海第二発電所は，当該系／関連系（直接関連系，間接関連系）について，本区分分離の基本原則に基づき，プラント設計を行っている。

12 条-添付 2‐補足-7150

原子炉停止後における除熱のた 残留熱除去系（原子炉停止
めの崩壊熱除去機能
時冷却モード）原子炉隔離時冷却系

465

原子炉冷却材圧力バウンダリの 逃がし安全弁（安全弁とし過圧防止機能ての開機能）

3

自動減圧系（手動逃がし機
能）原子炉停止後における除熱のた 逃がし安全弁（手動逃がしめの原子炉が隔離された場合の 機能）
圧力逃がし機能

逃がし安全弁（手動逃がし機能）
自動減圧系（手動逃がし機
能）
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却モード）
原子炉停止後における除熱のた 原子炉隔離時冷却系
めの原子炉が隔離された場合の注水機能
高圧炉心スプレイ系

高圧炉心スプレイ系

制御棒及び制御棒駆動系［185本］
ほう酸水注入系

未臨界維持機能2

制御棒及び制御棒駆動系［185本］

原子炉の緊急停止機能

対象系統・機器

1

No.

安全機能
（設置許可基準規則第12条）

有

有

－

－

逃がし安全弁（手動逃がし機能）は18個設置されており，このうち7個は自動減圧系（手動逃がし機能）を兼ねている。
多重性
これらの弁には全て個別にアキュ有ムレータが設けられ，個別に動作させることが可能な設計としており，多重性を有している。

動作原理の異なる複数のポンプに多様性 より原子炉への注水を行うことが可能であり，多様性を有してい
有
る。

－

－

－

－

－

有

－

－

－

－

－

－

－

－

多様性 複数の除熱手段を有していること
有から，多様性を有している。

逃がし安全弁は18個設置してお
多重性 り，安全弁機能は全てに備わって有いることから，多重性を有している。

2種類の異なる機構により未臨界多様性 を維持することが可能な設計と有なっており，多様性を有してい
る。

有

有

－

－

－

有

－

有

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

長期

長期

長期

短期

短期

長期

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

有

有

有

有

有

有

有

有

有

有

有

有

有

フロー①に係わる抽出
フロー②に係わる抽出
静的機器
系統の使用 対象 独立性
フロー①
単一設計
多重性 安全機能の多重性又は多様性の有無
期間 系統
対象機器
箇所
の有無
制御棒及び制御棒駆動系は185本
多重性設置しており，多重性を有してい
－
－
短期
－
有
有
有
る。

重要度の特に高い安全機能を有する系統の分析結果（1／5）

添付312条-添付3-1

151

12条-添付3-2

152

事故時の原子炉の状態に応じた 高圧炉心スプレイ系
炉心冷却のための原子炉内高圧
自動減圧系（逃がし安全時における注水機能弁）
低圧炉心スプレイ系
残留熱除去系（低圧注水
モード）

対象系統・機器

有13 非常用交流電源から非常用の負 非常用電源系（交流）
荷に対し電力を供給する機能－

残留熱除去系（格納容器スプレイ
冷却モード）の動的機器は多重性を有している。
－
ただし，スプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）は単一設計となっている。
可燃性ガス濃度制御系は2系統設
多重性置しており，多重性を有してい有る。
非常用電源系（交流）は3区分設
多重性置しており，多重性を有してい
有
る。

－

－

○

－

有

残留熱除去系（格納容器ス
プレイ冷却モード）○

原子炉建屋ガス処理系の動的機器
及びフィルタユニットは多重性を有している。
ただし，配管の一部が単一設計となっている。

－

－

－

－

－

自動減圧系（逃がし安全弁）は7
多重性個設置しており，多重性を有して有いる。

低圧炉心スプレイ系，残留熱除去
多様性 系（低圧注水モード），高圧炉心有スプレイ系によって多様性を有し
ている。

有

－

有

－

－

－

ｽﾌﾟﾚｲﾍｯﾀﾞ（ｻﾌﾟﾚｯｼｮ
ﾝ･ﾁｪﾝﾊﾞ
側）

配管の一
部

－

－

－

－

長期

長期

長期

長期

短期

長期

－

－

○

○

－

－

－

－

有

有

有

有

有

有

有

有

フロー①に係わる抽出
フロー②に係わる抽出
静的機器
系統の使用 対象 独立性
フロー①
単一設計
多重性 安全機能の多重性又は多様性の有無
期間 系統
対象機器
箇所
の有無
－
－
－
－
有
事故後の高圧時における炉心冷却は，高圧炉心スプレイ系又は「自
有
－
－
－
有
多様性 動減圧系による原子炉減圧及び低短期
有
圧非常用炉心冷却系」によって達
－
－
－
－
有
成できる設計としており，多様性を有している。
有－－－有12 格納容器内の可燃性ガス濃度制 可燃性ガス濃度制御系
御機能

11 格納容器の冷却機能

事故時の原子炉の状態に応じた 低圧炉心スプレイ系
炉心冷却のための原子炉内低圧時における注水機能
残留熱除去系（低圧注水
モード）
高圧炉心スプレイ系
9 事故時の原子炉の状態に応じた 自動減圧系（逃がし安全
炉心冷却のための原子炉内高圧 弁）時における減圧系を作動させる機能
10 格納容器内又は放射性物質が格 原子炉建屋ガス処理系（非納容器内から漏れ出た場所の雰 常用ガス再循環系，非常用
囲気中の放射性物質の濃度低減 ガス処理系）
機能

8

7

No.

安全機能
（設置許可基準規則第12条）

重要度の特に高い安全機能を有する系統の分析結果（2／5）

12条-添付3-3153

対象系統・機器

計測制御用電源設備

17 非常用の計測制御用電源機能

有有

自動減圧機能［7個］のア
キュムレータ

主蒸気隔離弁［8個］のア
キュムレータ

有

有

－

有

有

有

原子炉冷却材圧力バウンダリ隔離
多重性 弁は，設置許可基準規則 第十七有条に適合する設計としており，多重性又は多様性を有している。

多重性
弁そのものが多重性を有してお有り，それぞれ個別にアキュムレー
多重性タを有していることから，アキュ
有ムレータについても多重性を有し多重性 ている。
有－

中央制御室換気系の動的機器及びフィルタユニットは多重性を有している。
ただし，ダクトの一部が単一設計となっている。

多重性 計測制御用電源設備は3区分設置
有しており，多重性を有している。
残留熱除去系海水系は2区分，ディーゼル発電機海水系は3区分
多重性
設置しており，多重性を有してい有る。

直流電源設備の非常用所内電源，
多重性 中性子モニタ用はそれぞれ3区
有分，2区分設置しており，それぞれ多重性を有している。

－

－

－

－

○

－

－

－

－

－

－

－

配管の一
部

－

－

－

長期

短期

長期

長期

長期

長期

長期

長期

－

－

－

－

○

－

－

－

有

有

有

有

有

有

有

有

フロー①に係わる抽出
フロー②に係わる抽出
静的機器
系統の使用 対象 独立性
フロー①
単一設計
多重性 安全機能の多重性又は多様性の有無
期間 系統
対象機器
箇所
の有無
非常用所内電源系（直流電源系
統）の非常用所内電源，中性子モ
多重性
ニタ用はそれぞれ3区分，2区分設
－
－
長期
－
有
有
有
置しており，それぞれ多重性を有している。
ディーゼル発電機設備は3区分あ
多重性
有り，多重性を有している。
－
－
長期
－
有
有

逃がし安全弁［18個］のア
キュムレータ22 原子炉冷却材圧力バウンダリを 原子炉冷却材圧力バウンダ
構成する配管の隔離機能
リ隔離弁

21 圧縮空気供給機能

20 原子炉制御室非常用換気空調機 中央制御室換気系
能19 冷却用海水供給機能

残留熱除去系海水系及びディーゼル発電機海水系

直流電源設備

16 非常用の直流電源機能

18 補機冷却機能

ディーゼル発電機設備

15 非常用の交流電源機能

14 非常用直流電源から非常用の負 非常用所内電源系（直流電
荷に対し電力を供給する機能
源系統）

No.

安全機能
（設置許可基準規則第12条）

重要度の特に高い安全機能を有する系統の分析結果（3／5）

12条-添付3-4154

対象系統・機器有有27 事故時の炉心冷却状態の把握機 原子炉水位計装（広帯域，
能燃料域）

原子炉圧力計装

－

有

有

有

多重性 原子炉圧力計装は2区分設置して有
おり，多重性を有している。

原子炉水位計装（広帯域，燃料多重性域）は2区分設置しており，多重有性を有している。

原子炉スクラム用電磁接触器の状
多様性 態監視設備と制御棒位置監視設備
有による確認によって多様性を有している。

起動領域計装は，中性子源領域と中間領域の2つの領域で8チャンネ
多重性
ルによる中性子モニタリングを有行っており，多重性を有している。

安全保護系は，各区分において複多重性 数の検出器から得られた信号を用
又は多 い，安全論理回路を通じて作動信様性有 号を発生させており，多重性又は多様性を有している。

安全保護系（スクラム機能）は2
つの独立した原子炉緊急停止系より構成されている。
原子炉緊急停止系の各系は1つの測定変数に対して2つ以上の独立多重性 したトリップ接点を持っており，
いずれかの接点の動作で当該系が有トリップし，2系統が共にトリッ
プした場合に原子炉がスクラムする設計となっており，多重性を有
している。

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

長期

長期

長期

短期

－

－

－

－

－

－

有

有

有

有

有

有

フロー①に係わる抽出
フロー②に係わる抽出
静的機器
系統の使用 対象 独立性
フロー①
単一設計
多重性 安全機能の多重性又は多様性の有無
期間 系統
対象機器
箇所
の有無
原子炉格納容器バウンダリ隔離弁
多重性 は，設置許可基準規則 第三十二
－
－
長期
－
有
有
有
条に適合する設計としており，多重性又は多様性を有している。

原子炉スクラム用電磁接触器の状態監視設備及び制御
棒位置監視設備

26 事故時の原子炉の停止状態の把 起動領域計装
握機能

25 工学的安全施設に分類される機 安全保護系（非常用炉心冷器若しくは系統に対する作動信 却系作動，主蒸気隔離，原号の発生機能子炉格納容器隔離，原子炉
建屋ガス処理系作動）

24 原子炉停止系に対する作動信号 安全保護系（スクラム機（常用系として作動させるもの 能）を除く）の発生機能

23 原子炉格納容器バウンダリを構 原子炉格納容器バウンダリ
成する配管の隔離機能
隔離弁

No.

安全機能
（設置許可基準規則第12条）

重要度の特に高い安全機能を有する系統の分析結果（4／5）

12条-添付3-5155

対象系統・機器

有

原子炉格納容器酸素濃度計
装

有有

原子炉格納容器水素濃度計
装

主排気筒放射線モニタ計装

有

有

有

サプレッション・プール水
温度計装

原子炉格納容器圧力計装

原子炉水位計装（広帯域，
燃料域）

有

有

原子炉格納容器エリア放射線量率計装

29 事故時のプラント操作のための 原子炉圧力計装
情報の把握機能

有

主排気筒放射線モニタ計装は2区多重性分設置しており，多重性を有して有いる。

原子炉格納容器酸素濃度計装は2
多重性
区分設置しており，多重性を有し有ている。

原子炉格納容器水素濃度計装は2
多重性
区分設置しており，多重性を有し有ている。

サプレッション・プール水温度計
多重性
装は2区分設置しており，多重性有を有している。

原子炉格納容器圧力計装は2区分
多重性設置しており，多重性を有してい有る。

原子炉水位計装（広帯域，燃料多重性域）は2区分設置しており，多重有性を有している。

サプレッション・プール水温度計
多重性
装は2区分設置しており，多重性有を有している。
原子炉格納容器エリア放射線量率
多重性
計装は2区分設置しており，多重有性を有している。
多重性 原子炉圧力計装は2区分設置して有
おり，多重性を有している。

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

長期

長期

－

－

－

－

－

－

－

－

－

有

有

有

有

有

有

有

有

有

フロー①に係わる抽出
フロー②に係わる抽出
静的機器
系統の使用 対象 独立性
フロー①
単一設計
多重性 安全機能の多重性又は多様性の有無
期間 系統
対象機器
箇所
の有無
原子炉格納容器圧力計装は2区分
多重性
有
設置しており，多重性を有してい
－
－
－
有
有
る。

サプレッション・プール水
温度計装

28 事故時の放射能閉じ込め状態の 原子炉格納容器圧力計装
把握機能

No.

安全機能
（設置許可基準規則第12条）

重要度の特に高い安全機能を有する系統の分析結果（5／5）

添付 4
設計基準事故解析で期待する異常影響緩和系について

設計基準事故解析で期待する異常影響緩和系の系統・機器を確認する。

1.

確認方法
東海第二発電所の設計基準事故解析において期待する異常影響緩和系の系
統・機器を抽出し，その重要度分類を確認する。

2.

確認結果
第 1 表に示すとおり，設計基準事故解析において期待する異常影響緩和系の系統・機器について確認した。ＭＳ－３の系統・機器は，主排気筒放射線
モニタのみである。
第1表

設計基準事故解析において期待する異常影響緩和系の重要度分類確認結果（1／4）

設計基準事故
期待する異常影響緩和系
原子炉冷却材の喪失又は炉心冷却状態の著しい変化
・制御棒及び制御棒駆動系

機能

重要度分類

原子炉の緊急停止機能
未臨界維持機能
原子炉冷却材 圧力バウ ンダ
リの過圧防止機能

・逃がし安全弁（安全弁としての開機能）
・低圧炉心スプレイ系
・残留熱除去系（低圧注水モード）
炉心冷却機能・ 原 子 炉 冷 却 ・高圧炉心スプレイ系
材喪失
・自動減圧系
・原子炉緊急停止の安全保護回路（原子炉水位低）工学的安全施 設及び原 子炉
・非常用炉心冷却系作動の安全保 停止系への作 動信号の 発生
護回路（原子炉水位異常低下， 機能
ドライウェル圧力高）
・非常用所内電源系
安全上特に重要な関連機能

ＭＳ－１

12 条-添付 4-1

156

第1表

設計基準事故解析において期待する異常影響緩和系の重要度分類確認結果（2／4）

設計基準事故
期待する異常影響緩和系
原子炉冷却材の喪失又は炉心冷却状態の著しい変化
・制御棒及び制御棒駆動系

機能

重要度分類

原子炉の緊急停止機能
未臨界維持機能
原子炉冷却材 圧力バウ ンダ
リの過圧防止機能

・逃がし安全弁（安全弁としての開機能）
・原子炉冷却・残留熱除去系（原子炉停止時冷
材流量の喪
却モード）
失
・原子炉隔離時冷却系
原子炉停止後の除熱機能
・原子炉冷却・逃がし安全弁（手動逃がし機能）
材ポンプの・自動減圧系（手動逃がし機能）
軸固着
工学的安全施 設及び原 子炉・原子炉緊急停止の安全保護回路
停止系への作 動信号の 発生（主蒸気止め弁閉）機能・非常用所内電源系
安全上特に重要な関連機能
反応度の異常な投入又は原子炉出力の急激な変化
原子炉の緊急停止機能
・制御棒及び制御棒駆動系
未臨界維持機能・逃がし安全弁（安全弁としての 原子炉冷却材 圧力バウ ンダ
開機能）
リの過圧防止機能・残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）
・制御棒落下 ・原子炉隔離時冷却系
原子炉停止後の除熱機能・逃がし安全弁（手動逃がし機能）
・自動減圧系（手動逃がし機能）
工学的安全施 設及び原 子炉・原子炉緊急停止の安全保護回路
停止系への作 動信号の 発生（出力領域中性子束高）
機能・非常用所内電源系
安全上特に重要な関連機能
環境への放射性物質の異常な放出・放射性気体廃棄物処理系隔離弁・ 放 射 性 気 体 ・排気筒（非常用ガス処理系排気 放射性物質放出の防止機能
筒の支持機能以外）
廃棄物処理
施設の破損
緊急時対策上 重要なも の及・主排気筒放射線モニタ
び異常状態の把握機能

ＭＳ－１

ＭＳ－１

ＭＳ－２
ＭＳ－３

12 条-添付 4-2

157

第1表

設計基準事故解析において期待する異常影響緩和系の重要度分類確認結果（3／4）

設計基準事故
期待する異常影響緩和系
環境への放射性物質の異常な放出・制御棒及び制御棒駆動系

機能
原子炉の緊急停止機能
未臨界維持機能・残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）
・原子炉隔離時冷却系
原子炉停止後の除熱機能・逃がし安全弁（手動逃がし機能）
・自動減圧系（手動逃がし機能）
・主蒸気管破
放射性物質の閉じ込め機
断・主蒸気流量制限器
能，放射線の 遮蔽及び 放出
・主蒸気隔離弁低減機能
・原子炉緊急停止の安全保護回路
工学的安全施 設及び原 子炉（主蒸気隔離弁閉）停止系への作 動信号の 発生・主蒸気隔離の安全保護回路
機能（主蒸気管流量大）・非常用所内電源系
安全上特に重要な関連機能
放射性物質の閉じ込め機
・遮蔽設備（二次遮蔽壁）
能，放射線の 遮蔽及び 放出
低減機能・原子炉建屋ガス処理系作動の安 工学的安全施 設及び原 子炉
全保護回路（原子炉建屋放射能 停止系への作 動信号の 発生・燃料集合体高）
機能の落下
・非常用所内電源系
安全上特に重要な関連機能
・原子炉建屋原子炉棟
・原子炉建屋ガス処理系
放射性物質放出の防止機能・非常用ガス処理系排気筒

・原子炉冷却
材喪失

・格納容器
・格納容器隔離弁（主蒸気隔離弁含む）
・原子炉建屋原子炉棟
・残留熱除去系（格納容器スプレ
イ冷却モード）・原子炉建屋ガス処理系
・非常用ガス処理系排気筒・遮蔽設備（一次遮蔽壁，二次遮蔽壁）・主蒸気隔離弁・制御棒落下・主蒸気隔離の安全保護回路（主蒸気管放射能高）

重要度分類

ＭＳ－１

ＭＳ－１

ＭＳ－２

放射性物質の閉じ込め機
能，放射線の 遮蔽及び 放出
低減機能

ＭＳ－１

放射性物質の閉じ込め機
能，放射線の 遮蔽及び 放出低減機能
工学的安全施 設及び原 子炉停止系への作 動信号の 発生
信号

ＭＳ－１

12 条-添付 4-3

158

第1表

設計基準事故解析において期待する異常影響緩和系の重要度分類確認結果（4／4）

設計基準事故
期待する異常影響緩和系
機能
原子炉格納容器内圧力，雰囲気等の異常な変化
・低圧炉心スプレイ系
・残留熱除去系（低圧注水モード） 炉心冷却機能
・高圧炉心スプレイ系
・ベント管付き真空破壊弁
放射性物質の閉じ込め機
・原子炉冷却・残留熱除去系（格納容器スプレ 能，放射線の 遮蔽及び 放出
材喪失
イ冷却モード）低減機能
・非常用所内電源系
安全上特に重要な関連機能
・原子炉水位（広帯域，燃料域） 事故時のプラ ント状態 の把・原子炉格納容器圧力握機能
放射性物質の閉じ込め機
・可燃性ガス濃度制御系
能，放射線の 遮蔽及び 放出
・可燃性ガス低減機能の発生
・原子炉格納容器水素濃度
事故時のプラ ント状態 の把・原子炉格納容器酸素濃度
握機能・動荷重の発生
－
－

重要度分類

ＭＳ－１

ＭＳ－２
ＭＳ－１
ＭＳ－２
－

12 条-添付 4-4

159

添付 5
静的機器の単一故障に係る被ばく評価条件について

1.
(1)

原子炉建屋ガス処理系
非居住区域境界外の被ばく評価について
原子炉建屋ガス処理系（非常用ガス再循環系及び非常用ガス処理系）の機能を期待する想定事故は，設置許可申請書添付書類十の安全評価において，原子炉冷却材喪失及び燃料集合体の落下があり，それぞれについて影響評価を実施した。
ａ．解析条件
原子炉冷却材喪失及び燃料集合体の落下時の主な解析条件を第 1 表及び第 2 表に示す。
また，原子炉冷却材喪失時の核分裂生成物の放出経路の概略を第 1 図，
燃料集合体の落下時の核分裂生成物の放出経路の概略を第 2 図に示す。
なお，原子炉冷却材喪失時のよう素及び希ガスが大気中に放出するまでの過程を第 3 図及び第 4 図に，燃料集合体の落下時のよう素及び希ガスが大気中に放出するまでの過程を第 5 図及び第 6 図に示す。

12 条-添付 5-1

160

第1表

主な解析条件（原子炉冷却材喪失）（1／2）

項目

評価条件

選定理由

３

冷却材中のよう素
濃度I-131 を約 4.6×10 Bq／g とし，それに応じ他のハロゲン等の組成を拡散組成として考慮

I-131 については保安規定上許容される最大値

燃料棒から追加放出される核分裂生
成物の量I-131 を 2.22×10１４ Bq とし，それに応じ他の核分裂生成物の組成を平衡組成として考慮，希ガスについてはよう素の 2 倍とする

I-131 については先行炉等での実測値の平均値に適切な余裕をみた値

燃料棒から追加放出されるよう素の
割合

無機よう素
有機よう素

96％
4％

安全評価審査指針どおり

格納容器に放出される核分裂生成物のうち，格納容器内部に沈着する割合

希ガス
無機よう素
有機よう素

0％
50％
0％

安全評価審査指針どおり

サプレッション・チ
ェンバ内のプール
水への分配係数

希ガス
無機よう素
有機よう素

0
100
0

実験に基づく値

格納容器漏えい率

0.5％／d 一定

保守的に設計漏えい率で一定と仮定

格納容器内，原子炉
建屋内での減衰考慮する

放出までの崩壊を考慮

事故の評価期間

無限期間

安全評価審査指針に基づき保守的に設定

非常用ガス再循環
系

事故発生～
24 時間

よう素除去効率 90％
換気率4.8 回／d

24 時間以降

同上

事故発生～
24 時間

よう素除去効率 97％
換気率
1 回／d

非常用ガス処理系
24 時間以降考慮しない（機能喪失すると想定）

・よう素除去効率
設計上定められた最小値
・換気率
設計値
・よう素除去効率
設計上定められた最小値
・換気率
設計値
・原子炉建屋漏えい率
事象発生から 24 時間以降は非常用ガス処理系の機能喪失を仮定する
ため，原子炉建屋から大気中へ漏えいすることとなるが，この漏えい量を換気率と同等として 1
回／d と仮定する。

12 条-添付 5-2

161

第1表

主な解析条件（原子炉冷却材喪失）（2／2）

項目

評価条件

選定理由

大気拡散評価モデル

ガウスプルームモデル

気象指針どおり累積出現頻度小さい方から 97％

気象指針どおり

建屋の影響

考慮する

気象指針に従って算出(原子炉建屋の影響を考
慮)

事故発生～
24 時間

希ガス
よう素

10 時間
20 時間

24 時間以降

希ガス
よう素

140 時間210 時間

事故発生～
24 時間

Ｄ／Ｑ
5.6×10－２０（Gy／Bq）
χ／Ｑ
8.9×10－７ （s／m３ ）24 時間以降

Ｄ／Ｑ
2.4×10－１９（Gy／Bq）
χ／Ｑ
7.0×10－６ （s／m３ ）

事故発生～
24 時間

非 常用 ガス 処理 系排 気 筒（排気筒放出）24 時間以降

原子炉建屋（地上放出）

実効放出継続時間

気象指針に従って算出

核分裂生成物の拡散係数

気象指針に従って算出

放出位置

気象資料

東海第二発電所において，2005 年 4 月～
2006 年 3 月までに観測された，排気筒付
近 を 代 表 す る 標 高 148m 地 点 （ 地 上 高140m）及び地上付近を代表する標高 18m（地上高 10m）の風向，風速データ

事故事象に応じた放出口
からの放出を想定

気象指針どおり

12 条-添付 5-3

162

第2表

主な解析条件（燃料集合体の落下）（1／2）

項目
原子炉停止前の原
子炉熱出力

評価条件

選定理由

3,440MW

定格出力に余裕をみた値（定格出力の約 105％）2,000 日

核分裂生成物の蓄積量が平衡に達する運転時間に余裕をみた上で，炉内平均
滞在日数を考慮した値

原子炉停止後，事故発生までの時間

1日

定検工程に余裕をみた値（通常は原子炉停止数日後に燃料取替作業を行うが，保守的に 1 日を仮定）

破損燃料棒本数

2.3 体相当(燃料集合体換算)

事故解析結果に余裕をみた値

破損燃料棒から放出される核分裂生
成物の割合

希ガス
よう素

燃料棒ギャップ中の核分裂生成物の計算値に余裕をみた値

原子炉運転時間

破損燃料棒から放出されるよう素の割合
無機よう素の水中での除染係数

非常用ガス再循環
系

10％
5％

無機よう素
有機よう素

99％
1％

実験結果に基づく値

500

安全評価審査指針どおり

事故発生～
24 時間

よう素除去効率 90％
換気率4.8 回／d

24 時間以降

同上

事故発生～
24 時間

よう素除去効率 97％
換気率
1 回／d

24 時間以降考慮しない（機能喪失する想定）

非常用ガス処理系

・よう素除去効率
設計上定められた最小値
・換気率
設計値
・よう素除去効率
設計上定められた最小値
・換気率
設計値
・原子炉建屋漏えい率
事象発生から 24 時間以降は非常用ガス処理系の機能喪失を仮定する
ため，原子炉建屋から大気中へ漏えいすることとなるが，この漏えい量を換気率と同等として 1
回／d と仮定する。

12 条-添付 5-4

163

第2表
項目
大気拡散評価モデル

主な解析条件（燃料集合体の落下）（2／2）
評価条件

選定理由

ガウスプルームモデル

気象指針どおり累積出現頻度小さい方から 97％

気象指針どおり

建屋の影響

考慮する

気象指針に従って算出(原
子炉建屋の影響を考慮)

事故発生～
24 時間

希ガス
よう素

10 時間
1 時間

24 時間以降

希ガス
よう素

10 時間
1 時間

事故発生～
24 時間

Ｄ／Ｑ
5.6×10－２０（Gy／Bq）
χ／Ｑ
2.0×10－６ （s／m３ ）24 時間以降

Ｄ／Ｑ
4.8×10－１９（Gy／Bq）
χ／Ｑ
2.4×10－５ （s／m３ ）

事故発生～
24 時間

非 常用 ガス 処理 系排 気 筒（排気筒放出）実効放出継続時間

気象指針に従って算出

核分裂生成物の拡散係数

気象指針に従って算出

事故事象に応じた放出口
からの放出を想定

放出位置
24 時間以降

気象資料

原子炉建屋
（地上放出）

東海第二発電所において，2005 年 4 月～
2006 年 3 月までに観測された，排気筒付
近 を 代 表 す る 標 高 148m 地 点 （ 地 上 高140m）及び地上付近を代表する標高 18m（地上高 10m）の風向，風速データ

気象指針どおり

12 条-添付 5-5164

12 条-添付 5-6165

排風機 フィルタ装置

フィルタ装置 排風機

第1図・影響評価（事故発生～24 時間）

排
気
筒

外部放出
（非常用ガス再循環系＋
非常用ガス処理系）
よう素除去効率： 97％
換気率： 1回／d

排ガ 非
気ス 常
筒処 用
理
系

排風機 フィルタ装置

フィルタ装置 排風機

排ガ 非
気ス 常
筒処 用
理
系

地上放出

非常用ガス再循環系は機能を維持するが，フィルタを通過したガスが原子炉建屋内に放出され，原子炉建屋から大気中に漏えい率1回／dで地上放出される。

非常用ガス処理系

全周破断
非常用ガス再循環系

・影響評価（事故発生 24 時間以降）

格納容器

原子炉建屋

原子炉冷却材喪失時の核分裂生成物の放出経路の概略

原子炉建屋内での崩壊を考慮

格納容器から原子炉建屋への漏えい率 ：0.5％／d一定

非常用ガス再循環系
よう素除去効率： 90％
再循環率： 4.8回／d

非常用ガス処理系

非常用ガス再循環系

追加放出量：よう素 約3.9×10１４ Bq
希ガス 約6.0×10１５ Bq

格納容器
内での崩
壊を考慮

・ベースケース

サプレッション・
チェンバのプール
水での無機よう素の分配係数 :100

冷却材中のよう素:
約4.7×10１２ Bq

格納容器内
で沈着する割合
無機よう素：50％
有機よう素： 0％
希ガス
： 0％

格納容器

原子炉建屋

排気筒放出

排
気
筒

12 条-添付 5-7166

原子炉停止後の時間：1日

破損燃料棒本数(燃料集合体換算)：2.3体相当

フィルタ装置 排風機

無機よう素の水中での除染係数：500

第2図

外部放出（非常用ガス再循環系＋
非常用ガス処理系）
よう素除去効率 97％
換気率
1回／d

排
気
筒

排ガ 非
気ス 常
筒処 用
理
系

排
気
筒

地上放出

非常用ガス再循環系は機能を維持するが，フィルタを通過したガスが原子炉建屋内に放出され，原子炉建屋から大気中に漏えい率1回／dで地上放出される。

排風機 フィルタ装置

非常用ガス処理系

全周破断

・影響評価（事故発生 24 時間以降）

フィルタ装置 排風機

非常用ガス再循環系

原子炉建屋

燃料集合体の落下時の核分裂生成物の放出経路の概略

排風機 フィルタ装置

非常用ガス処理系

・影響評価（事故発生～24 時間）

・ベースケース

破損燃料棒からの核分裂生成物の放出割合（破損燃料棒中全蓄積量に対して）
希ガス 10％ 約5.2×10１４ Bq
よう素 5％ 約7.9×10１４ Bq（有機よう素 1％）（無機よう素 99％）

非常用ガス再循環系
よう素除去効率：90％
再循環率：4.8回／d

非常用ガス再循環系

原子炉建屋内での
崩壊を考慮

原子炉建屋

排ガ 非
気ス 常
筒処 用
理
系

排気筒放出

12 条-添付 5-8

167

よ

排

気

筒

出

量

＊1 小児実効線量係数換算

影響評価＊2 よう素の除去効率・再循環90％・外部放出 97％

＊1 小児実効線量係数換算

地上放出
事故発生24時間以降

排気筒放出

よう素放出量
約 1.4×10 １１ Bq(I-131等価量*1)

原子炉建屋からの漏えい
漏えい率:1回／d

非常用ガス再循環系*2
再循環率:4.8回／d

原子炉建屋内のよう素事故発生～24時間

よう素放出量
約 4.4×10８ Bq(I-131等価量*1)

原子炉冷却材喪失時の放射性よう素の大気放出過程＊2 よう素の除去効率・再循環90％・外部放出 97％

第3図

ベースケース放う 素 放 出約 4.8×10 ９ Bq
(I-131等価量 *1)

非 常 用 ガ ス 処 理 系
換 気 率 ： 1回／d

非常用ガス処理系*2
換気率:1回／d

非常用ガス再循環系*2
再循環率:4.8回／d

非 常 用 ガ ス 再 循 環 系 ＊2
再循環率 ： 4.8回／d＊2

原子炉建屋内のよう素格納容器からの漏えい
漏 え い 率 ： 0.5％／d
漏えい継続 ： 無限期間

格納容器内気相中のよう素

格納容器内での沈着による低減 ：50％
格納容器スプレイ水等による低減：分配係数100

無機よう素

格納容器内への放出
放出割合：100％

格納容器内への放出
放出割合：100％

有機よう素

冷却材中に存在するよう素約 4.7×10１２ Bq(I-131等価量 *1)

燃料棒から追加放出されるよう素
約 3.9×10 １４ Bq(I-131等価量 *1)

原子炉建屋内のよう素格納容器からの漏えい
漏 え い 率 ： 0.5％／d
漏えい継続 ： 無限期間

格納容器内気相中のよう素

格納容器内での沈着による低減 ：50％
格納容器スプレイ水等による低減：分配係数100

無機よう素

格納容器内への放出
放出割合：100％

格納容器内への放出
放出割合：100％

有機よう素

冷却材中に存在するよう素約 4.7×10１２ Bq(I-131等価量 *1)

燃料棒から追加放出されるよう素
約 3.9×10 １４ Bq(I-131等価量 *1)

12 条-添付 5-9

168

排

気

放

出

第4図

ベースケース

筒

原子炉冷却材喪失時の放射性希ガスの大気放出過程

事故発生24時間以降
事故発生～24時間

希ガス放出量
約 3.2×10 １２ Bq(γ線0.5MeV換算)

原子炉建屋からの漏えい
漏えい率:1回／d

地上放出

影響評価

原子炉建屋内の希ガス

格納容器からの漏えい
漏えい率 ： 0.5％／d
漏えい継続 ： 無限期間

排気筒放出

希ガス放出量
約 7.9×10１１ Bq(γ線0.5MeV換算)

希

ガ ス 放 出 量
約 4.0×10 １２ Bq(γ線0.5MeV換算)

非常用ガス処理系
換気率:1回／d

非 常 用 ガ ス 処 理 系
換 気 率 ： 1回／d

原子炉建屋内の希ガス

格納容器からの漏えい
漏えい率 ： 0.5％／d
漏えい継続 ： 無限期間

格納容器内気相中の希ガス

格納容器内への放出
放出割合 ： 100％

格納容器内への放出
放出割合 ： 100％

格納容器内気相中の希ガス

燃料棒から追加放出される希ガス
約 6.0×10 １５ Bq(γ線0.5MeV換算)

燃料棒から追加放出される希ガス
約 6.0×10 １５ Bq(γ線0.5MeV換算)

12 条-添付 5-10

169

有 機 よ う 素＊2よベースケース

排 気 筒 放 出

う 素 放 出 量
約 6.1×10 １０ Bq(I-131等価量 *1)

非 常 用 ガ ス 処 理 系 ＊2
換 気 率 ： 1回／d

非 常 用 ガ ス 再 循 環 系
再循環率 ： 4.8回／d

原子炉建屋内のよう素影響評価

事故発生24時間以降
事故発生～24時間*2 よう素の除去効率・再循環90％・外部放出 97％

*1 小児実効線量係数換算

地上放出

よう素放出量
約 2.0×10１０ Bq(I-131等価量*1)
排気筒放出

よう素放出量
約 6.0×10１０ Bq(I-131等価量*1)

原子炉建屋からの漏えい
漏えい率:1回／d

非常用ガス再循環系*2
再循環率:4.8回／d

非常用ガス再循環系*2
再循環率:4.8回／d

非常用ガス処理系*2
換気率:1回／d

原子炉建屋内のよう素（水中から原子炉建屋内への放出）（水中での除染係数：500）

無 機 よ う 素

原子炉建屋内のよう素

有 機 よ う 素

破損燃料棒から放出されるよう素
１４*1
約 7.9×10
Bq (I-131等価量 )
ただし，破損燃料棒本数(燃料集合体換算)：2.3 体
原子炉停止後の時間： 1 日
燃料棒から水中への放出割合： 5 ％燃料集合体の落下時の放射性よう素の大気放出過程*2 よう素の除去効率・再循環90％・外部放出 97％

*1 小児実効線量係数換算

第5図（水中から原子炉建屋内への放出）（水中での除染係数：500）

無 機 よ う 素

破損燃料棒から放出されるよう素
約 7.9×10 １４ Bq (I-131等価量 *1)
ただし，破損燃料棒本数(燃料集合体換算)：2.3 体
原子炉停止後の時間： 1 日
燃料棒から水中への放出割合： 5 ％12 条-添付 5-11170

原子炉建屋内の希ガス

原子炉建屋内の希ガス

希

排

筒

放

出

ベースケース気ガ ス 放 出 量
約 3.1×10１４ Bq(γ線0.5MeV換算)

非 常 用 ガ ス 処 理 系
換 気 率 ： 1回／d

第6図

（水中から原子炉建屋内への放出）（水中から原子炉建屋内への放出）

燃料集合体の落下時の放射性希ガスの大気放出過程

事故発生～24時間

事故発生24時間以降

地上放出

希ガス放出量
約 7.7×10１３ Bq(γ線0.5MeV換算)
希ガス放出量
約 2.4×10１４ Bq(γ線0.5MeV換算)

排気筒放出

原子炉建屋からの漏えい
漏えい率:1回／d

非常用ガス処理系
換気率:1回／d

影響評価

破損燃料棒から放出される希ガス
約 5.2×10 １４ Bq (γ線0.5MeV換算)
ただし，破損燃料棒本数(燃料集合体換算)：2.3 体
原子炉停止後の時間： 1 日
燃料棒から水中への放出割合： 10 ％

破損燃料棒から放出される希ガス

約 5.2×10１４ Bq (γ線0.5MeV換算)
ただし，破損燃料棒本数(燃料集合体換算) ：2.3 体
原子炉停止後の時間： 1 日
燃料棒から水中への放出割合： 10 ％

(2)

配管修復作業に係る作業員の被ばく評価について
原子炉建屋ガス処理系の配管を修復する際の影響について，被ばく評価
上影響が大きい燃料集合体の落下を対象とし，修復期間を考慮して作業員の被ばくについて影響評価を実施した。
ａ．解析条件
配管修復作業時の条件（燃料集合体の落下）を第 3 表に示す。
第3表

配管修復作業時の条件（燃料集合体の落下）

項目
単一故障想
定箇所

評価条件
非常用ガス再循環系－非常用ガス処理系
連絡配管～24 時間

原子炉建屋
ガス処理系
の運転状態

選定理由
環 境 へ の 放射 性 物 質の 放出量が大きくなる箇所を想定

通常運転状態

24 時間～
480 時間（19 日間）配管に単一故障発生
非常用ガス処理系停止
非常用ガス再循環系運転

480 時間～528 時間（2 日間）

作業準備（足場設置等）
非常用ガス処理系停止
非常用ガス再循環系運転

528 時間～532 時間（4 時間）

配管修復作業
非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系停止

532 時間～通常運転状態

修復期間

52 時間（作業開始は単一故障発生から 19 日後）

一人当たり
の作業時間

4 時間

修復作業エ
リア容積

2,200m３

線源からの
距離

2m

マスクによ
る防護係数

考慮しない

単 一 故 障 及び 修 復 作業 を考慮する

修 復 作 業 が困 難 で 最も 修復
期 間 が 長 くな る 箇 所の 修復を想定（フィルタに蓄積した放 射 性 物 質の 減 衰 を待 って作業開始）
交替を考慮する
非 常 用 ガ ス再 循 環 系及 び非常 用 ガ ス 処理 系 の フィ ルタ
ユニットのある区画を仮定
線 源 で あ る非 常 用 ガス 再循
環 系 フ ィ ルタ 等 に 最も 近接する作業場所（第 7 図参照）
保守的に設定12 条-添付 5-12

171

平面図

Ａ系
非常用ガス

非常用ガス処理系

再循環系

Ａ系
約 1.3m

仕切壁

Ｂ系

約 7.5m
約 3.9m凡例

約 2.3m：単一設計箇所

約 11m

：評価点

非常用ガス
再循環系

：線源（フィルタ）位置

Ｂ系

2m として評価
約 2.3m
立面図
約 2.3m

約 3.9m

約 6.0m

約 2.5m第7図

配管修復作業時の評価点（燃料集合体の落下）

12 条-添付 5-13

172

ｂ．評価結果
燃料集合体の落下における原子炉建屋ガス処理系の配管修復作業に係るエリアの線量率を第 4 表に示す。また，事故発生から 20 日後に 4 時間作業を行う場合の作業員の実効線量は約 5.2×10１ mSv となる。評価結果
を第 5 表に示す。なお，原子炉冷却材喪失における作業員の実効線量は
約 1.6×10１ mSv となる。

第4表

配管修復作業に係る線量率（mSv／h）

原子炉建屋内に放出された
放射性物質による被ばく
ガンマ線
吸入による
による
内部被ばく
外部被ばく

原子炉建屋ガス処理系からの直接ガンマ線による外部被ばく
非常用ガス
非常用ガス
再循環系
処理系
フィルタ
フィルタ

1（24）

約 4.9E+00

約 2.5E+01

約 2.6E+01

約 9.7E+01

約 1.5E+022（48）

約 1.4E+00

約 2.6E-01

約 1.8E+01

約 6.7E+01

約 8.7E+013（72）

約 4.4E-01

約 2.8E-03

約 1.4E+01

約 5.3E+01

約 6.7E+014（96）

約 1.4E-01

約 3.1E-05

約 1.2E+01

約 4.4E+01

約 5.6E+015（120）

約 4.5E-02

約 3.4E-07

約 1.0E+01

約 3.9E+01

約 4.9E+01

10（240）

約 1.6E-04

約 5.5E-17

約 6.5E+00

約 2.4E+01

約 3.1E+01

15（360）

約 5.5E-07

約 9.0E-27

約 4.2E+00

約 1.6E+01

約 2.0E+01

20（480）

約 1.9E-09

約 1.5E-36

約 2.7E+00

約 1.0E+01

約 1.3E+0125（600）

約 6.9E-12

約 2.4E-46

約 1.8E+00

約 6.6E+00

約 8.4E+00

30（720）

約 2.5E-14

約 4.0E-56

約 1.2E+00

約 4.3E+00

約 5.5E+00

事故後の時間[日(時間)]

第5表
項

合

計

作業員の実効線量評価結果
影響評価
（mSv）

目

原子炉建屋内に放出された
放射性物質による被ばく

ガンマ線による外部被ばく

約 7.8×10－９

吸入による内部被ばく

約 5.9×10－３６

原子炉建屋ガス処理系からの直接ガンマ線による外部被ばく

非常用ガス処理系フィルタ

約 1.1×10１

非常用ガス再循環系フィルタ

約 4.1×10１

計

約 5.2×10１

合12 条-添付 5-14

173

ｃ．参考評価（a）修復作業時の評価点の選定について
現状の原子炉建屋ガス処理系の配管修復作業時の評価点は非常用ガ
ス再循環系Ｂ系フィルタに最も接近する位置（2m）を評価点とし，その評価点では非常用ガス処理系Ａ系フィルタについては約3.9mの距離が見込めるが保守的に2mとして評価を行っている。なお，フィルタで除去されることになる放射性物質は全て非常用ガス処理系Ａ系フィルタ，非常用ガス再循環系Ｂ系フィルタに保持されるとしている。
非常用ガス処理系，非常用ガス再循環系ともに多重化されており，それぞれＡ系又はＢ系が使用される可能性があるが，保守的に考えて評価点がフィルタに近くなる非常用ガス処理系Ａ系，非常用ガス再循環系Ｂ系を使用することで評価している。これに対し，その他のパターン ※ では配管の位置は明らかに現評価点よりも離れた位置となっており，現状の評価点の方が保守的な設定となっている。
※非常用ガス処理系，非常用ガス再循環系の使用パターンとして，ＡＢ以
外には，ＢＡ，ＡＡ，ＢＢ及び使用途中で系統を切り替えるパターンが考えられる。

参考として，二重化された配管であるが，単一設計部分に接続され隔離がされていない配管で，非常用ガス処理系のフィルタに最も接近する箇所として第8図に示す参考評価点を設定し線量評価を行った。参考評
価点における線量率を第6表に，線量を第7表に示す。
事故発生から 20 日後に 4 時間作業を行う場合の作業員の実効線量は
参考評価点で約 1.9×10１ mSv となる。一方，現評価点における実効線量は約 5.2×10１ mSv であるため，現評価点が保守的な評価となることが確認できた。

12 条-添付 5-15

174

平面図

Ａ系
非常用ガス

非常用ガス処理系

再循環系

Ａ系
約 1.3m

仕切壁

Ｂ系

2m として評価

約 7.5m
約 2.6m

5m として評価
約 5.8m凡例：単一設計箇所

約 11m

：評価点

非常用ガス
再循環系

：線源（フィルタ）位置

Ｂ系：参考評価点
約 2.3m立面図
約 6.0m
約 2.5m第8図

配管修復作業時の参考評価点（燃料集合体の落下）

12 条-添付 5-16

175

第6表

参考評価点における配管修復作業に係る線量率（mSv／h）

原子炉建屋内に放出された
放射性物質による被ばく
ガンマ線
吸入による
による
内部被ばく
外部被ばく

原子炉建屋ガス処理系からの直接ガンマ線による外部被ばく
非常用ガス
非常用ガス
処理系
再循環系
フィルタ
フィルタ

1（24）

約 4.9E+00

約 2.5E+01

約 2.6E+01

約 1.9E+01

約 7.5E+012（48）

約 1.4E+00

約 2.6E-01

約 1.8E+01

約 1.3E+01

約 3.3E+013（72）

約 4.4E-01

約 2.8E-03

約 1.4E+01

約 1.0E+01

約 2.5E+014（96）

約 1.4E-01

約 3.1E-05

約 1.2E+01

約 8.7E+00

約 2.1E+015（120）

約 4.5E-02

約 3.4E-07

約 1.0E+01

約 7.6E+00

約 1.8E+01

10（240）

約 1.6E-04

約 5.5E-17

約 6.5E+00

約 4.7E+00

約 1.1E+01

15（360）

約 5.5E-07

約 9.0E-27

約 4.2E+00

約 3.1E+00

約 7.3E+00

20（480）

約 1.9E-09

約 1.5E-36

約 2.7E+00

約 2.0E+00

約 4.7E+00

25（600）

約 6.9E-12

約 2.4E-46

約 1.8E+00

約 1.3E+00

約 3.1E+00

30（720）

約 2.5E-14

約 4.0E-56

約 1.2E+00

約 8.5E-01

約 2.0E+00

事故後の時間[日(時間)]

第7表

合計

参考評価点における作業員の実効線量評価結果
項

影響評価
（mSv）

目

原子炉建屋内に放出された
放射性物質による被ばく

ガンマ線による外部被ばく

約 7.8×10－９

吸入による内部被ばく

約 5.9×10－３６

原子炉建屋ガス処理系からの直接ガンマ線による外部被ばく

非常用ガス処理系フィルタ

約 1.1×10１

非常用ガス再循環系フィルタ

約 8.0×100

計

約 1.9×10１

合12 条-添付 5-17176

（b）原子炉建屋ガス処理系配管の修復を考慮した非居住区域境界外の公衆の被ばく評価静的機器の単一故障を想定した非居住区域境界外の公衆の被ばく評価
は，事故発生から 24 時間後に原子炉建屋ガス処理系配管（非常用ガス再循環系－非常用ガス処理系連絡配管）が全周破断すると想定し，配管破断後の修復を考慮せずに，破断箇所からの放出（地上放出）が無限期間続くものとして評価を行っている。
しかしながら，現実的には破断箇所の修復が可能であることから，修復を考慮した場合の非居住区域境界外の公衆の被ばく評価を以下のとおり実施した。
配管破断発生から配管の修復までの間は，破断箇所から放出（地上放出）されるものとし，配管修復後は原子炉建屋ガス処理系を通した放出（排気筒放出）が無限期間続くものとして，第 8 表に示す条件で評価を行った。
結果は第 9 表に示すとおりであり，非居住区域境界外の実効線量は，原子炉冷却材喪失では 9.8×10－３ mSv，燃料集合体の落下では 5.9×10－
２

mSv で判断基準（実効線量 5mSv 以下）を満足することを確認した。

12 条-添付 5-18

177

12 条-添付 5-19178

よう素： 1時間

放出

排気筒

放出

地上

よう素： 70時間

希ガス：210時間

4.3×10－７ （s／m３ ）2.2×10－２０ （Gy／Bq）―※

よう素： 1時間

7.1×10－６

よう素：190時間

放出（s／m３ ）

希ガス：10時間

2.5×10－１９ （Gy／Bq）

希ガス：130時間（s／m３ ）

8.9×10－７

地上

放出

地上

※ 532 時間以降は事象が収束していることから放出がない。

以降

532時間

[4時間]

532時間

通常運転状態

配管修復作業
非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系停止

528時間～

[2日間]

528時間

作業準備（足場設置等）
非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系停止

配管に単一故障発生
非常用ガス処理系停止
非常用ガス再循環系運転

よう素：20時間

放出

希ガス：10時間

継続時間

実効放出

―※

2.4×10－５（s／m３ ）

4.8×10－１９ （Gy／Bq）

2.0×10－６ （s／m ３ ）5.6×10－２０ （Gy／Bq）

χ／Ｑ

Ｄ／Ｑ及び

燃料集合体の落下

5.6×10－２０ （Gy／Bq）

χ／Ｑ

継続時間
希ガス：10時間

Ｄ／Ｑ及び

実効放出

原子炉冷却材喪失

排気筒

経路

状況

通常運転状態放出

環境に放出された放射性物質の大気中の拡散条件

原子炉建屋ガス処理系の配管の修復を考慮した評価条件

原子炉建屋ガス処理系の480時間～[19日間]

480時間

24時間～

[1日間]

24時間

事故発生～

作業時間

第8表

第9表

項

配管の修復を考慮した放出量及び線量評価結果

目

原子炉冷却材喪失

燃料集合体の落下

約 7.9×10１１ Bq

約 2.4×10１４ Bq

約 3.0×10１２ Bq

約 7.7×10１３ Bq

約 2.2×10１１ Bq－

約 4.4×10８ Bq

約 6.0×10１０ Bq

約 1.3×10１１ Bq

約 2.0×10１０ Bq

約 6.6×10８ Bq－

希ガスのγ線の外部被ばくによる実効線量

約 8.0×10－４ mSv

約 5.0×10－２ mSv

よう素の内部被ばくによる実効線量

約 8.9×10－３ mSv

約 8.4×10－３ mSv

建屋からの直接線及びス
カイシャイン線の外部被
ばくによる実効線量

約 5.7×10－５ mSv－

約 9.8×10－３ mSv

約 5.9×10－２ mSv

事象発生～

排気筒

環境に放出され24 時間

放出

る希ガス（γ線

24 時間～

地上

実効エネルギ532 時間放出

0.5MeV 換算値）

排気筒

532 時間以降環境に放出されるよう素（I-131
等価量－小児実
効線量係数換
算）

実効線量

放出

事象発生～

排気筒

24 時間

放出

24 時間～

地上

532 時間放出
排気筒

532 時間以降

合放出

計12 条-添付 5-20

179

(3)

実効放出継続時間変更について
希ガス及びよう素の実効放出継続時間について，従来の設置許可申請書

では，実効放出継続時間が 24 時間を超える場合（原子炉冷却材喪失）は，保守的に 24 時間を用いており，今回評価のベースケースも同様の値を用いているが，影響評価では，気象指針(※)に例示された手法により算出した値を使用した。（第 10 表，第 11 表）※（気象指針解説抜粋）(3)

実効放出継続時間(T)は，想定事故の種類によって放出率に変化があるので，放出モードを考慮して適切に定めなければならないが，事故期間中の放射性物質の全放出量を 1 時間当たりの最大放出量で除した値を用いることもひとつの方法である。

（実効放出継続時間の補足説明図）

Ｑ

Ｑ’(t)

時間(h)

放出量（Ｂｑ）

放出率（Ｂｑ／ｈ）

実効放出継続時間(T)は，事故期間中の放射性物質の全放出量(Q)を 1 時間
当たりの最大放出率(Q’max)で除した値を用いる。
実効放出継続時間 T=Q/Q’max
Ｑ‘ｍａｘ
ここで，
∞

Q (t)dt = Q max × T = Q

Ｔ

12 条-添付 5-21

180

第 10 表実効放出継続時間（原子炉冷却材喪失）影響評価

ベースケース【事故発生～24 時間】
希ガス

10 時間
【24 時間以降】

24 時間

140 時間【事故発生～24 時間】
よう素

20 時間
【24 時間以降】

24 時間

210 時間

第 11 表実効放出継続時間（燃料集合体の落下）影響評価

ベースケース【事故発生～24 時間】
希ガス

10 時間
【24 時間以降】

15 時間

10 時間
【事故発生～24 時間】
よう素

1 時間
【24 時間以降】

5 時間

1 時間

12 条-添付 5-22

181

(4)

相対線量（Ｄ／Ｑ）及び相対濃度（χ／Ｑ）について(3)の実効放出継続時間を基に，非居住区域境界外における相対線量（Ｄ／Ｑ）及び相対濃度（χ／Ｑ）を算出した結果を第 12 表，第 13 表に示す。
なお，事故発生から 24 時間までは非常用ガス処理系排気筒から高所放出，
24 時間以降は原子炉建屋から地上放出として評価している。

第 12 表相対濃度及び相対線量（原子炉冷却材喪失）影響評価

ベースケース【事故発生～24 時間】
相対線量（Ｄ／Ｑ）

5.6×10－２０ （Gy／Bq） ※1【24 時間以降】

4.5×10－２０ （Gy／Bq）

2.4×10－１９ （Gy／Bq） ※2【事故発生～24 時間】
相対濃度（χ／Ｑ）

8.9×10－７ （s／m３ ） ※1
【24 時間以降】

8.0×10－７ （s／m３ ）7.0×10－６ （s／m３ ） ※2
※1

：非常用ガス処理系排気筒から放出

第 13 表※2：原子炉建屋から地上放出

相対濃度及び相対線量（燃料集合体の落下）影響評価

ベースケース【事故発生～24 時間】
相対線量（Ｄ／Ｑ）

5.6×10－２０ （Gy／Bq） ※1【24 時間以降】

5.1×10－２０ （Gy／Bq）

4.8×10－１９ （Gy／Bq） ※2【事故発生～24 時間】
相対濃度（χ／Ｑ）

2.0×10－６ （s／m３ ） ※1
【24 時間以降】

2.0×10－６ （s／m３ ）2.4×10－５ （s／m３ ） ※2
※1

：非常用ガス処理系排気筒から放出※2：原子炉建屋から地上放出

12 条-添付 5-23

182

2.
(1)

中央制御室換気系
中央制御室の居住性に係る被ばく評価について
中央制御室の居住性に係る運転員の被ばく評価は，「 原子力発電所中央制
御室の居住性に係る被ばく評価手法について(内規)」（ 以下「内規」という。）
に従い，原子炉冷却材喪失（仮想事故）及び主蒸気管破断（仮想事故）について影響評価を実施した。
ａ．解析条件
原子炉冷却材喪失（仮想事故）の主な解析条件を第 14 表，主蒸気管破断（仮想事故）の主な解析条件を第 15 表に示す。また，影響評価で想定した中央制御室換気系の条件を第 16 表に示す。

12 条-添付 5-24

183

第 14 表主な解析条件（原子炉冷却材喪失（仮想事故））（1／2）

項目
原子炉停止前の
原子炉出力

評価条件

選定理由
定格出力に余裕を見た値(定格出力の 105％)

3,440MW

核分裂生成物の蓄積量が平衡に達する運転時間に余裕をみた上で，原子炉運転時間2,000 日燃料 棒か ら放出さ れる 核
分裂生成物の割合

炉内蓄積量に対し
希ガス 100％
よう素50％

安全評価審査指針どおり

燃料 棒か ら放出さ れる よ
う素の割合

無機よう素
有機よう素

90％
10％

安全評価審査指針どおり

格納 容器 に放出さ れる 核
分裂 生成 物のうち ，格 納
容器内部に沈着する割合

希ガス
無機よう素
有機よう素

0％
50％
0％

安全評価審査指針どおり

サプ レッ ション・ チェ ン
バ内 のプ ール水へ の分 配
係数

希ガス
無機よう素
有機よう素

0
100
0

安全評価審査指針どおり

格納容器漏えい率

0.5％／d 一定

設計上定 められ た最大 値で一定を仮定

格納 容器 及び原子 炉建 屋
内での減衰

考慮する

放出までの崩壊を考慮

非常用ガス再循環系

よう素除去効率 80％
再循環率 4.8 回／d

非常用ガス処理系

よう素除去効率 90％
換気率 1 回／d

燃料の平 均炉内 滞在日 数に余裕をみた値

よう素除 去効率 は設計 上定められた最小値に余裕をみた値，再循
環率は設計値
よう素除 去効率 は設計 上定められた最小値に余裕をみた値，換気率は設計値

12 条-添付 5-25

184

第 14 表主な解析条件（原子炉冷却材喪失（仮想事故））（2／2）

項目

評価条件

選定理由

大気拡散評価モデル

ガウスプルームモデル

気象指針どおり累積出現頻度小さい方から 97％

気象指針どおり

建屋の影響

考慮しない

排気筒放出であるため，建屋影
響は小さい

実効放出継続時間

拡散条件(室内濃度)

放出位置

希ガス 24 時間
よう素 24 時間
Ｄ／Ｑ
4.9×10－２０ （Gy／Bq）
χ／Ｑ
1.2×10－６ （s／m ３ ）非常用ガス処理系排気筒（排気筒放出）保守的に設定気象指針に従って算出

内規どおり

気象資料

東海第二発電所において，2005 年 4 月 1 日から 2006 内規どおり(排気筒高さを代表
年 3 月 31 日までに観測さ する気象データを使用)れた気象データ

事故の評価期間

30 日

内規どおり

運転員の交替

5 直 2 交替

平常時の勤務形態を基に設定

12 条-添付 5-26

185

第 15 表主な解析条件（主蒸気管破断（仮想事故））（1／2）

項目

評価条件

選定理由

冷却 材中 のハロゲ ン等 濃度

I-131 を約 4.6×10 ３ Bq／
g とし，それに応じ他のハロゲン等の組成を拡散組成として考慮

I-131 に つ い て は保 安 規 定 上 許容される最大値

燃料 棒か ら追加放 出さ れる核分裂生成物の量

I-131 を 4.44×10 １ ４ Bqとし，それに応じ他の核分裂生成物の組成を平衡組成として考慮，希ガスについてはよう素の 2倍とする

I-131 に つ い て は先 行 炉 等 で の実測値の 平均値 に適切 な余裕を見た値

主蒸 気隔 離弁閉止 前に 破断口 より 放出され る追 加
放出核分裂生成物の量1％

安全評価審査指針どおり

主蒸 気隔 離弁閉止 後の 燃
料棒 から の核分裂 生成 物の追加放出

主蒸気隔離弁閉止直後に全て冷却材中に放出

安全評価審査指針どおり

燃料 棒か ら追加放 出さ れるよう素の割合

無機よう素 90％
有機よう素 10％

安全評価審査指針どおり

有機 よう 素が分解 した よう素 ，無 機よう素 及び よう素 以外 のハロゲ ンの キャリーオーバ割合

2％

安全評価審査指針どおり

ター ビン 建屋内で 床， 壁等に沈着する割合0％

保守的に設定原子 炉圧 力容器か らサ プ
レッ ショ ン・チェ ンバ への換気率

原子炉圧力容器気相
体積の 100 倍／d

崩壊熱相 当の蒸 気がサ プレッション・チェンバ内のプール水中に移行する 割合を 等価的 に表した値

主蒸気隔離弁漏えい率

120％／d 一定

安全評価審査指針どおり

12 条-添付 5-27

186

第 15 表主な解析条件（主蒸気管破断（仮想事故））（2／2）

項目

評価条件

選定理由

大気拡散評価モデル

ガウスプルームモデル

気象指針どおり累積出現頻度小さい方から 97％

気象指針どおり

建屋の影響

考慮する

内規どおり
(原子炉建屋の拡散への影響，
巻き込み効果を考慮)

実効放出継続時間

拡散条件(室内濃度)

希ガス
1 時間
よう素 20 時間
Ｄ／Ｑ
2.9×10-１８ （Gy／Bq）
χ／Ｑ
希ガス
8.3×10-４ （s／m３ ）よう素
4.9×10-４ （s／m３ ）

保守的に設定気象指針に従って算出

放出位置

タービン建屋(地上放出)

内規どおり

気象資料

東海第二発電所において，2005 年 4 月 1 日から 2006
年 3 月 31 日までに観測された気象データ内 規 ど お り (地 上 付 近 を 代 表する気象データ)

事故の評価期間

30 日

内規どおり

運転員の交替

5 直 2 交替

平常時の勤務形態を基に設定

12 条-添付 5-28

187

第 16 表中央制御室換気系の条件

項目

評価条件

選定理由

中央制御室容積2,800m３

設計値

再循環フィルタ流量

0～15 分
0m ３ ／h15 分～24 時間 5,100m ３ ／h
24 時間以降
0m ３ ／h

同上

外気取り込み量

0～15 分
3,400m ３ ／h
15 分～24 時間
0m ３ ／h
24 時間以降
45,900m ３ ／h

単一故障発生後（24 時間以降）は系統流量が中央制御室
内に流入すると想定する。

チャ コー ルフィル タの 除去効率

0～15 分
15 分～24 時間
24 時間以降

同上

外気リークイン量

2,800m３ ／h（1 回／h）

空 気 流 入 率 試 験 結 果 （ 0.45回／h）に余裕を見た値

非常 時運 転モード への 切
替時間

15 分

運転操作時間に余裕を見た
値

0％
90％
0％

12 条-添付 5-29

188

(2)

ダクト修復作業に係る作業員の被ばく評価について
中央制御室換気系のダクトを修復する際の影響について，主蒸気管破断（仮想事故）を対象とし，修復期間を考慮して作業員の被ばく評価を実施した。
ａ．解析条件
ダクト修復作業時の条件（主蒸気管破断（仮想事故））を第 17 表に示す。

第 17 表ダクト修復作業時の条件（主蒸気管破断（仮想事故））

項目
単一故障想定箇所

中央制御室換気系の運転状態

修復期間

評価条件
中央制御室換気系ダクト
0分

～15 分

通常運転状態

15 分～24 時間再循環運転状態

24 時間～72 時間（2 日間）

ダクトに単一故障発生
作業準備（足場設置等）
再循環運転状態

72 時間～76 時間（4 時間）

ダクト修復作業換気系停止状態

76 時間～

再循環運転状態

単一故障発生直後から 52 時間

選定理由
被ばく評価上最も厳しい箇所を想定単一故障及び修復作業
を考慮

修復作業が困難で最も修復期間が長くなる箇所の修復を想定

一人当たりの作業時間

12 時間

修復作業エリア
容積（作業エリアの放射性物質濃度は外気と同じと仮定）

換気設備がバウンダリの外側にあることから保守的に設定線源からの距離2m

線源である中央制御室
換気系フィルタに最も近接する作業場所（第 9図参照）

マスクによる防護係数

考慮しない

交替を考慮する

保守的に設定12 条-添付 5-30

189

平面図

約 2.6mＢ系

約 0.67m

Ａ系

約 0.67m

中央制御室換気系フィルタユニット

空気調和機へ

立面図

2m として評価
約 2.6m

空気調和機へ

約 2.2m

約 2.3m

約 7.6m凡例：単一設計箇所：評価点：線源（フィルタ）位置

第9図

配管修復作業時の評価点（主蒸気管破断（仮想事故））

12 条-添付 5-31

190

ｂ．評価結果
主蒸気管破断（仮想事故）における中央制御室換気系のダクト修復作業に係るエリアの線量率を第 18 表に示す。また，修復作業期間中に被ばく線量が最も厳しくなる，単一故障発生直後から 12 時間作業する作業員の実効線量は，約 6.2×10－１ mSv となる。評価結果を第 19 表に示す。なお，原子炉冷却材喪失（仮想事故）における作業員の実効線量は約 2.0
×10－１ mSv となる。

第 18 表ダクト修復作業に係るエリアの線量率（mSv／h）

事故後の時間[日(時間)]

原子炉建屋内に放出された
放射性物質による被ばく
ガンマ線による
吸入による
外部被ばく
内部被ばく

換気空調系フィルタからの直接ガンマ線による
外部被ばく

合

計

1（24）

約 1.2E-04

約 4.9E-02

約 2.8E-03

約 5.2E-022（48）

約 6.1E-05

約 3.8E-02

約 4.4E-03

約 4.2E-023（72）

約 4.0E-05

約 3.1E-02

約 4.8E-03

約 3.6E-024（96）約 2.9E-05

約 2.6E-02

約 5.1E-03

約 3.1E-02

5（120）

約 2.2E-05

約 2.2E-02

約 5.4E-03

約 2.7E-02

6（144）

約 1.8E-05

約 1.9E-02

約 5.6E-03

約 2.4E-02

7（168）

約 1.4E-05

約 1.6E-02

約 5.8E-03

約 2.2E-02

8（192）

約 1.2E-05

約 1.4E-02

約 5.9E-03

約 2.0E-02

9（216）

約 9.8E-06

約 1.2E-02

約 5.9E-03

約 1.8E-02

10（240）

約 8.2E-06

約 1.0E-02

約 5.8E-03

約 1.6E-02

第 19 表項
外気から取り込まれた放射性物質による被ばく（外気と同じと仮定）作業員の実効線量評価結果
目
ガンマ線による外部被ばく

約 1.5×10－３

吸入による内部被ばく

約 5.9×10－１

フィルタからのガンマ線による外部被ばく合

実効線量（mSv）

計

約 3.4×10－２
約 6.2×10－１

12 条-添付 5-32

191

ｃ．参考評価（1）中央制御室換気系ダクトの修復を考慮した中央制御室の居住性に係る運転員の被ばく評価
静的機器の単一故障を想定した中央制御室の居住性に係る運転員の被ばく評価は，事故発生から 24 時間後に中央制御室換気系ダクトが全周破断すると想定し，ダクト破断後の修復を考慮せずに，破断箇所からフィルタを通らない外気が中央制御室に流入するものとして，事故発生後 30 日間の運転員の被ばく評価を行っている。
しかしながら，現実的には破断箇所の修復が可能であることから，修復を考慮した場合の中央制御室の居住性に係る被ばく評価を以下のとおり実施した。
ダクト破断発生からダクトの修復までの間は，破断箇所からフィル
タを通らない外気が中央制御室に流入するものとし，配管修復後は中央制御室換気系について再循環運転（閉回路循環運転 ※ ）を行うとして，第 20 表に示す条件で評価を行った。
結果は第 21 表に示すとおりであり，中央制御室の運転員の実効線量
は，原子炉冷却材喪失，主蒸気管破断ともに 1.9mSv で判断基準（実効線量 100mSv 以下）を満足することを確認した。

※ 閉回路循環運転 27 時間，外気取入運転 3 時間を交互に行う間欠運転を想定。

12 条-添付 5-33

192

第 20 表

作業時間

事故発生～
15分

15分～
24時間

24時間～
72時間
[2日間]
72時間～
76時間

中央制御室換気系ダクトの修復を考慮した評価条件

中央制御室換気系の状況

通常運転状態

室内取込流量外気取込量： 3,400m３ ／h

再循環流量

：

0m３ ／hインリーク量： 2,800m３ ／h

再循環運転状態（閉回路循環運転）

0m３ ／h

外気取込量

：

再循環流量

： 5,100m３ ／h

インリーク量： 2,800m３ ／h
ダクトに単一故障発生
作業準備（足場設置等）
換気系停止状態

ダクト修復作業換気系停止状態

外気取込量：

0m３ ／h

再循環流量：

0m３ ／hインリーク量：48,700m３ ／h
外気取込量

：

0m３ ／h

再循環流量：

0m３ ／hインリーク量：48,700m３ ／h

[4時間]

外気取込量

：

0m３ ／h(3,400m３ ／h)

76時間
以降

再循環運転状態（閉回路循環運転 27 時間，
外気取入運転 3 時間の間欠運
転）

再循環流量

： 5,100m３ ／h(1,700m３ ／h)

インリーク量： 2,800m３ ／h(2,800m３ ／h)※( )内は外気取入運転時の値

12 条-添付 5-34

193

第 21 表ダクトの修復を考慮した中央制御室の運転員の線量評価結果（単位:mSv）
項

室内滞在時

目

原子炉冷却材喪失

主蒸気管破断建物内放射性物質からの直接線及びスカイシャイン線による被ばく

約 6.6×10－１

約 1.3×10－４大気中放射性物質による被ばく

約 2.4×10－２

約 9.2×10－３

室内に取り込まれる放射性物質による被ばく

約 2.6×10－１

約 1.8×10０

建物内放射性物質からの直接線及びスカイシャイン線による被ばく

約 8.7×10－１

約 2.1×10－３大気中放射性物質による被ばく

約 3.5×10－２

約 9.4×10－２

約 1.9×10０

約 1.9×10０

入退域時

合

計

12 条-添付 5-35

194

(3)

空気流入率試験結果について「原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）」（平成 21・07・27 原院第 1 号）の別添資料「原子力発電所の中央制
御室の空気流入率測定試験手法」に基づき，東海第二発電所の中央制御室について 2010 年 2 月に試験を実施した。試験結果は第 22 表に示すとおりであり，空気流入率は最大で 0.45 回／h である。

第 22 表中央制御室空気流入率試験結果

項目

内容

試験期間

試験結果

2010 年 2 月 12 日～2010 年 2 月 14 日
系統

空気流入率(95％信頼限界値)

Ａ

0.43 回／h(±0.015)

Ｂ

0.45 回／h(±0.015)

12 条-添付 5-36

195

3.

線量評価に用いた気象データについて

(1)

はじめに
新規制基準適合性に係る設置変更許可申請に当たっては，東海第二発電所敷地内で 2005 年度に観測された風向，風速等を用いて線量評価を行っている。本補足資料では，2005 年度の気象データを用いて線量評価することの妥当性について説明する。

(2)

設置変更許可申請において 2005 年度の気象データを用いた理由
線量評価には「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」（以下，
気象指針という。）に基づき統計処理された気象データを用いる。また，気象データのほかに放射性物質の放出量，排気筒高さ等のプラントデータ，
評価点までの距離，排気筒有効高さ（風洞実験結果）等のデータが必要となる。
設置変更許可申請における線量評価については， 敷地の気象の代表性が確認された 2005 年度の気象データを用いた風洞実験結果 ※ を用いている。
※：風洞実験は平常時，事故時の放出源高さで平地実験，模型実験を行い排気筒の有効高さを求めている。平常時の放出源高さの設定に当たっては，吹上げ高さを考慮しており，吹上げ高さの計算に 2005 年度の気象データ（風向別風速逆数の平均）を用いている。

(3)

2005 年度の気象データを用いて線量評価することの妥当性
線量評価に用いる気象データについては，気象指針に従い統計処理された 1 年間の気象データを使用している。気象指針（参考参照）では，その年の気象がとくに異常であるか否かを最寄の気象官署の気象資料を用いて
12 条-添付 5-37196

調査することが望ましいとしている。
以上のことから，2005 年度の気象データを用いることの妥当性を最新の気象データと比較し，以下について確認する。
・想定事故時の線量計算に用いる相対濃度・異常年検定(4)想定事故時の線量計算に用いる相対濃度と異常年検定の評価結果
ａ．想定事故時の線量計算に用いる相対濃度の最新の気象との比較
想定事故時の線量計算に用いる相対濃度について，線量評価に用いる
気象（2005 年度）と最新の気象（2015 年度）との比較を行った。その結果，2005 年度気象での相対濃度 ※ は 2.01×10－６ s／m ３ ，2015 年度気象では 2.04×10 －６ s／m ３ である。2005 年度に対し 2015 年度の相対濃度は約1％の増加（気象指針に記載の相対濃度の年変動の範囲 30％以内）であり，2005 年度の気象データに特異性はない。
※：排気筒放出における各方位の 1 時間毎の気象データを用いた年間の相対濃度を小さい方から累積し，その累積頻度が 97％に当たる相対濃度を算出し，各方位の最大値を比較
ｂ．異常年検定
1) 検定に用いた観測記録検定に用いた観測記録は第 23-1 表のとおりである。
なお，参考として，最寄の気象官署（水戸地方気象台，小名浜特別地域気象観測所）の観測記録についても使用した。

12 条-添付 5-38

197

第 23-1 表

検定に用いた観測記録

統計年 ※1

検定年

2005 年度：
2005 年 4 月～
2006 年 3 月

観測地点 ※2

・敷地内観測地点① 2001 年 4 月～2013 年 3 月（地上高（申請時最新 10 年の気象データ）
10m,81m,140m）
・敷地内観測地点（地上高10m,81m,140m）② 2004 年 4 月～2016 年 3 月（最新 10 年の気象データ）＜参考＞・水戸地方気象台
・小名浜特別地域気象観測所※1：2006 年度は気象データの欠測率が高いため統計年から除外※2：敷地内観測地点地上 81m は東海発電所の排気筒付近のデータであるが，気象の特異性を確認するため評価
2) 検定方法
不良標本の棄却検定に関するＦ分布検定の手順により異常年検定を行った。
3)

検定結果（①～⑯

棄却検定表参照）

検定結果は第 23-2 表のとおりであり，最新の気象データ（2004 年 4月～2016 年 3 月）を用いた場合でも，有意水準（危険率）5％での棄却数は少なく，有意な増加はない。また，最寄の気象官署の気象デー
タにおいても，有意水準（危険率）5％での棄却数は少なく，2005 年
度の気象データは異常年とは判断されない。

12 条-添付 5-39

198

第 23-2 表

検定結果
棄却数

敷地内観測地点

参

統計年 ※1

検定年

考
小名浜特

地上高

地上高

地上高

水戸地方

10m

81m ※2

140m

気象台

①

1個

0個

3個

－

－

②

3個

1個

4個

1個

3個

別地域気
象観測所

2005 年度※1：①：2001 年 4 月～2013 年 3 月（申請時最新 10 年の気象データ）②：2004 年 4 月～2016 年 3 月（最新 10 年の気象データ）
2006 年度は気象データの欠測率が高いため統計年から除外※2：敷地内観測地点地上 81m は東海発電所の排気筒付近のデータであるが，気象の特異性を確認するため評価(5)

異常年検定による棄却項目の線量評価に与える影響
異常年検定については，風向別出現頻度 17 項目，風速階級別出現頻度 10
項目についてそれぞれ検定を行っている。
線量評価に用いる気象（2005 年度）を最新の気象データ（2004 年 4 月～
2016 年 3 月）にて検定した結果，最大の棄却数は地上高 140m の観測地点で27 項目中 4 個であった。棄却された項目について着目すると，棄却された
項目は全て風向別出現頻度であり，その方位はＥＮＥ，Ｅ，ＥＳＥ，ＳＳ
Ｗである。
ここで，最新の気象データを用いた場合の線量評価への影響を確認するため，棄却された各風向の相対濃度について，2005 年度と 2015 年度を第12 条-添付 5-40

199

23-3 表のとおり比較した。
ＥＮＥ，Ｅ，ＥＳＥについては 2005 年度に対し 2015 年度は 0.5～0.9 倍程度の相対濃度となり，2005 年度での評価は保守的な評価となっており，
線量評価結果への影響を与えない。なお，ＳＳＷについては 2005 年度に対し 2015 年度は約 1.1 倍の相対濃度とほぼ同等であり，また，ＳＳＷは頻度が比較的低く相対濃度の最大方位とはならないため線量評価への影響はない。

第 23-3 表

棄却された各風向の相対濃度の比較結果

相対濃度 ※（s／m３ ） 相対濃度 ※ （s／m３ ）風向

比（Ｂ／Ａ）（2005 年度）：Ａ（2015 年度）：Ｂ

ＥＮＥ

1.456×10 －６

1.258×10 －６

0.864

Ｅ

1.982×10 －６

1.010×10 －６

0.510

ＥＳＥ

1.810×10 －６

1.062×10 －６

0.587

ＳＳＷ

1.265×10 －６

1.421×10 －６

1.123※：燃料集合体落下事故を想定した排気筒放出における，各方位の 1 時
間毎の気象データを用いた年間の相対濃度を小さい方から累積し，その累積頻度が 97％に当たる相対濃度を算出

(6)

結

論

2005 年度の気象データを用いることの妥当性を最新の気象データとの比較により評価した結果は以下のとおり。
ａ．想定事故時の線量計算に用いる相対濃度について，線量評価に用いる
気象（2005 年度）と最新の気象（2015 年度）での計算結果について比較を行った結果，気象指針に記載されている相対濃度の年変動（30％以12 条-添付 5-41

200内）の範囲に収まり，2005 年度の気象データに特異性はない。
ｂ．2005 年度の気象データについて申請時の最新気象データ（2001 年 4
月～2013 年 3 月）及び最新気象データ（2004 年 4 月～2016 年 3 月）で異常年検定を行った結果，棄却数は少なく，有意な増加はない。また，
気象指針にて調査することが推奨されている最寄の気象官署の気象データにおいても，2005 年度の気象データは棄却数は少なく，異常年とは判断されない。
ｃ．異常年検定にて棄却された風向の相対濃度については，最新気象デー
タと比べて保守的，あるいは，ほぼ同等となっており，線量評価結果への影響を与えない。
以上より，2005 年度の気象データを線量評価に用いることは妥当である。

12 条-添付 5-42201

12 条-添付 5-43

202

12 条-添付 5-44

203

12 条-添付 5-45

204

12 条-添付 5-46

205

12 条-添付 5-47

206

12 条-添付 5-48

207

12 条-添付 5-49

208

12 条-添付 5-50

209

（参考）

「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」の解説 X.での記載

1．気象現象の年変動
気象現象は，ほぼ1年周期でくり返されているが，年による変動も存在する。このため，想定事故時の線量計算に用いる相対濃度についてその年変動を比較的長期にわたって調査してみると，相対濃度の平均値に対する各年の相対濃度の偏差の比は，30％以内であった。
このことから，1年間の気象資料にもとづく解析結果は，気象現象の年変動に伴って変動するものの，その程度はさほど大きくないので，まず，1年間の気象資料を用いて解析することとした。
その場合には，その年がとくに異常な年であるか否かを最寄の気象官
署の気象資料を用いて調査することが望ましい。また，2 年以上の気象資料が存在する場合には，これを有効に利用することが望ましい。

12 条-添付 5-51

210

添付 6
静的機器単一故障時の格納容器冷却機能代替性確認評価

1.

評価条件
本評価では，静的機器の単一故障が発生した場合における格納容器冷却機
能の代替性を確認する。
原子炉冷却材喪失を対象として，事象発生後 15 分（低圧注水系から格納容器スプレイ系への切替え）時点でスプレイヘッダ（サプレッション・チェン
バ側）の全周破断が発生すると仮定して評価を実施する。
動的機器の単一故障を仮定したベースケースと，静的機器の単一故障を考慮した代替性確認評価の条件比較を第 1 表に示す。

第1表
項目

評価条件の比較（原子炉冷却材喪失）代替性確認評価

代替性確認評価

ケース1

ケース2

ベースケース

格納容器冷 スプレイ流量

スプレイ流量スプレイ流量却系の機能 ・ドライウェル側

・ドライウェル側・ドライウェル側：95％×2系統：95％×1系統：95％×1系統

・サプレッション・・サプレッション・・サプレッション・

チェンバ側：0％

チェンバ側：0％

チェンバ側：5％×1系統

作動系統

残留熱除去系(2/2系統) 残留熱除去系(2/2系統) 残留熱除去系(1/2系統)
・格納容器スプレイ
冷却：2系統・格納容器スプレイ
冷却：1系統・格納容器スプレイ
冷却：1系統・サプレッション・
プール水冷却
：1系統

2.

評価結果
前述の条件で評価を実施した結果を第 2 表，第 1 図～第 4 図に示す。
静的機器の単一故障を仮定した場合，ベースケースよりもサプレッション・プール水温度の余裕が大きくなり，他のパラメータは同等となった。
12 条-添付 6-1

211この結果から，静的機器の単一故障が発生した場合における格納容器冷却機能の代替性を有していることが確認された。

第2表
項

目

ドライウェル
最高温度（℃）

評価結果の比較（原子炉冷却材喪失）代替性確認評価

代替性確認評価

ケース 1

ケース 2

約 139

ベースケース

判断基準

約 139

約 139

171

約 250

約 250

約 250

310

約 71

約 71

約 88

104

約 200

約 200

約 200

310

ドライウェル
最高圧力（kPa[gage]）
サプレッション・
チェンバプール水
最高水温（℃）
サプレッション・
チェンバ最高圧力（kPa[gage]）12 条-添付 6-2212

ドラ イウ ェ ル温度 及び
サプ レッ シ ョン・チ ェン バのプー ル 水温度

ドライウェル（ケース 1）
ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾁｪﾝﾊﾞ（ケース 1）
ドライウェル（ベースケース）
ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾁｪﾝﾊﾞ（ ベースケース）

約 139℃

格納容器スプレイ冷却系起動（15 分後）
約 88℃

約 71℃
（℃）

第1図

代替性確認評価ケース 1 とベースケースの評価結果比較（格納容器温度）

格納 容器 圧 力

ドライウェル（ケース 1）
ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾁｪﾝﾊﾞ（ケース 1）
ドライウェル（ベースケース）
ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾁｪﾝﾊﾞ（ ベースケース）

約 250kPa[gage]

約 200kPa[gage]

格納容器スプレイ冷却系起動（15 分後）第2図

代替性確認評価ケース 1 とベースケースの評価結果比較（格納容器圧力）12 条-添付 6-3

213

ドラ イウ ェ ル温度 及び
サプ レッ シ ョン・チ ェン バのプー ル 水温度

ドライウェル（ケース 2）
ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾁｪﾝﾊﾞ（ケース 2）
ドライウェル（ベースケース）
ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾁｪﾝﾊﾞ（ ベースケース）

約 139℃

格納容器スプレイ冷却系起動（15 分後）
約 88℃

約 71℃

（℃）

第3図

代替性確認評価ケース 2 とベースケースの評価結果比較（格納容器温度）

格納 容器 圧 力

ドライウェル（ケース 2）
ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾁｪﾝﾊﾞ（ケース 2）
ドライウェル（ベースケース）
ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾁｪﾝﾊﾞ（ ベースケース）

約 250kPa[gage]

約 200kPa[gage]

格納容器スプレイ冷却系起動（15 分後）第4図

代替性確認評価ケース 2 とベースケースの評価結果比較（格納容器圧力）12 条-添付 6-4

214

添付 7
修復作業の成立性に関する検討について

1.
(1)

原子炉建屋ガス処理系配管
修復作業の実施について
ａ．実施時期
原子炉建屋ガス処理系の単一設計箇所については，配管に全周破断を想定したとしても安全上支障のない期間内に修復可能であることから，基準に適合していることを確認している。
燃料集合体落下の発生を起点として，24時間後に単一設計箇所が故障したと想定する。燃料集合体の落下における非居住区域境界外の公衆被ばく評価により，事故収束までの全期間にわたって判断基準（実効線量5mSv以下）を満足することが確認できたため，以下に示す作業期間は安全上支障のない期間とできる。
修復作業の作業期間は，緊急作業時の線量限度（100mSv）を満足できることを考慮した。
これにより安全上支障のない期間に確実に修復できることが確認できた。
経過日数（日）

0

5

10

15

20

25

★ 燃料集合体の落下★ 単一故障発生（非居住区域境界外の被ばく 5mSv 以下）
修復作業の実施可能期間
配
管
修
復

作業期間

屋内配管

修復作業の実施可能期間
作業期間

屋外配管

12 条-添付 7-1

215

なお，設定した作業期間は原子炉建屋ガス処理系の機能を回復させる
ための最短の時期を示しており,実運用における作業期間は公衆や作業員の被ばくを考慮した上で決定する。なお，作業期間におけるタイムチ
ャートについては「(3)詳細工程について」で示す。

12 条-添付 7-2

216

(2)

作業手順について
ａ．作業手順配管の修復作業は，破断箇所を特定した後，あらかじめ用意した修復用資機材を用いて，以下の手順により修復を行う。
① 準備作業（修復用資機材運搬等）
・修復用資機材は発電所構内に保管する。
・修復用資機材は使用環境（耐圧性，耐熱性）を考慮した仕様のものを準備する。
② 修復箇所の作業性を確保する（高所の場合は足場を設置する）。
・現場の状況（修復箇所表面の温度，作業エリアの汚染の状況等）に応じた保護具を装着する。
・作業安全確保のため，原子炉建屋ガス処理系排風機の隔離（スイッチ“停止” 及び電源“切”）を行う。
③ 破断面のバリ等の凹凸を除去し，チェーンブロック等により芯合せを行う。
④ 配管破断箇所に，修復用資機材（補修用パテ，クランプ等）を取り付ける。
なお，修復作業については協力会社を含めた作業員の召集体制，資機材の準備，作業手順，訓練の実施等の必要事項を今後社内規程として整備する。

ｂ．修復方法
原子炉建屋ガス処理系配管の修復方法を以下に図示する。
原子炉建屋ガス処理系配管には，直管部，エルボ部，分岐（Ｔ字，Ｙ字）部，壁貫通部，サポート部があり，いずれの部位に故障が発生した
12 条-添付 7-3

217場合にも対応できるよう検討した。
なお，修復方法については，必要に応じて追加・見直しを行う。

①直管部の修復・補修用クランプにて固定②エルボ部の修復
・補修用パテ＋バンドにて補修

12 条-添付 7-4218

③分岐部の修復
・補修用パテ＋バンドにて補修④分岐部の修復
・補修用パテ＋バンドにて補修⑤建屋貫通部の修復
・シール用パテによる補修

12 条-添付 7-5

219

⑥サポート部の修復・補修用パテによる補修

ｃ．修復用資機材
修復用資機材としては以下のものが挙げられる。
修復用資機材については，使用環境（耐圧性，耐熱性）を考慮した仕様のものを準備することとし，発電所構内に保管する。
なお，修復用資機材については，必要に応じて追加・見直しを行う。

ⅰ）鋼管足場資材（足場パイプ，足場板，クランプ，ベース等）
ⅱ）高所作業時安全装備品（安全帯，安全ネット，親綱，セイフティー
ブロック等）
ⅲ）吊り具（チェーンブロック，ワイヤーロープ等）
ⅳ）補修用クランプ（600A 用，450A 用），補修用パテ，バンド等
ⅴ）研削工具(3)

詳細工程についてａ．屋内作業
修復は破断箇所を特定した後に行うため，足場設置箇所が限定できる
12 条-添付 7-6

220ことから，足場の組立作業を含めても 2 日間程度で可能である。なお，
足場解体作業は，事故収束後（後日）の対応とする。
原子炉建屋ガス処理系配管の修復作業についてモックアップを行い，タイムチャートを作成した。これにより 2 日間での修復作業の成立性を確認することができた。
また，被ばく評価の結果に基づき，配管修復作業における 1 人当たりの作業時間を 4 時間とすると，12 班（作業員総数 68 名）で修復作業を実施することができ，作業員 1 人当たりの被ばく量は最大で 52mSv（4 時間）となることが確認できた。
項

目

１日

中央制御室での検知

1h

装備準備

1h

漏えい箇所特定4h

資機材搬入･移動･段取り

18h

足場設置(鋼管足場等)

13h

配管修復作業準備

4h

破断面表面処理／芯合せ

6h

修復用資機材取付け・固定

5h

漏えい確認

2h

２日

３日

7人×10mSv／人① 7人×10mSv／人② 7人×10mSv／人③ 7人×10mSv／人④ 5人×52mSv／人⑤ 5人×52mSv／人⑥ 5人×52mSv／人⑦ 5人×52mSv／人⑧ 5人×52mSv／人⑨ 5人×52mSv／人⑩ 5人×52mSv／人⑪ 5人×52mSv／人

⑫

※

：修復作業

最も被ばく線量が厳しい箇所の故障を想定した場合，修復作業に 68
名の作業員（作業責任者，放管員含む）が必要となる。しかし，当該作
12 条-添付 7-7

221

業の想定では事故発生から 20 日後に作業を開始することになっており，必要な作業員を確保ための時間は十分あると考える。
また，非居住区域境界外の被ばくの評価結果から，作業開始を遅らせることも可能であり，これにより被ばく線量を低減することができ，必要な要員数を削減できる。
なお，故障発生箇所がチャコールフィルタから離れた場所であれば，作業場所の線量が低下するため，必要な要員数は低減される。

12 条-添付 7-8

222

ｂ．屋外作業
原子炉建屋ガス処理系配管のうち，屋外配管の修復作業についてのタ
イムチャートを以下に示す。
屋外作業では高さ 15m の足場組立を想定しているため，屋内作業に比べて足場組立の作業量が増加することになり，修復には約 4 日間を要する。しかし，建屋外のため放射線源であるフィルタを考慮する必要が無
いこと，配管中のガスはフィルタで浄化したものであることから，修復作業を通常の 3 交替で実施することができる。
したがって，配管修復作業は 3 班，30 名（延べ人数 102 名）で実施することができる。
項目

１日

中央制御室での検知

1h

装備準備

1h

漏えい箇所特定4h

資機材搬入･移動･段取り

32h

足場設置(鋼管足場等)

48h

配管修復作業準備

4h

破断面表面処理／芯合せ

6h

修復用資機材取付け・固定

5h

漏えい確認

2h
8人
①

※

２日

8人
②

8人
③

３日

４日

8人
① 10人
② 10人
③ 10人
① 10人
② 10人
③ 10人
① 5人
②

５日

5人
③

：修復作業

12 条-添付 7-9

223

(4)

狭隘部の作業
原子炉建屋ガス処理系配管の単一設計箇所に修復作業が困難な狭隘部が存在するかを現場点検により確認した。
その結果，原子炉建屋ガス処理系配管は全範囲において目視により破損状況を確認することが可能であり，修復作業が困難な狭隘部も存在しない
ことを確認した。確認に当たっては，最も作業性が悪い箇所（写真⑤）を選定したモックアップ作業も実施している。
以下に配管の敷設状況を示す。

原子炉建屋（原子炉棟）

単一設計箇所
区分Ⅰ

FO
AO

プレフィルタヘパフィルタスペースヒータ

チャコールフィルタ

ヘパフィルタ

電気加熱器

プレフィルタヘパフィルタスペースヒータ

チャコールフィルタ

ヘパフィルタ

FO
AO

FO
AO
ドレンサンプへ

AO

FO
AO

(A)

GD

(B)

GD

①

排風機

④

⑤

区分Ⅱ

FO

非常用ガス処理系排気筒へ

電気加熱器

AO

湿分除去装置FO

湿分除去装置

原子炉建屋ガス処理系 (非常用ガス再循環系)

②

③

排風機

ヘパフィルタAO

AO

ヘパフィルタFO

GD

チャコールフィルタFO(B)

スペースヒータ

AO

電気加熱器

FO

AO

チャコールフィルタ

⑥

FO
GD

スペースヒータ

(A)

電気加熱器

原子炉建屋ガス処理系 (非常用ガス処理系)

⑮

FO
AO

⑦

⑧～⑭

FO
AO

12 条-添付 7-10

224

①

②

③
Ⅱへ

Ⅲへ

約φ610mm

Ⅰから

Ⅰへ
④

Ⅱから

⑤

⑥

Ⅲへ
Ⅲから

原子炉
棟へ
Ⅲから

Ⅱから
⑦

SGTS(A)

SGTS(B)⑧
SGTS(A)
から

⑨
Ⅴへ

Ⅳへ

Ⅵへ
SGTS(B)
から

⑩

Ⅳから
⑪

Ⅴから
⑫
Ⅸへ

Ⅵから

Ⅶから
Ⅶへ
Ⅷへ
Ⅷから

約φ460mm

⑬

⑭

⑮
建屋内から

Ⅹへ

Ⅸから

Ⅹから

建屋外へ

12 条-添付 7-11

225

2.
(1)

中央制御室換気系
修復作業の実施時期について
中央制御室換気系の単一設計箇所については，ダクトに全周破断を想定し，安全上支障のない期間内に修復可能であることから，基準に適合していることを確認している。
主蒸気管破断の発生を起点として，24時間後に単一設計箇所が故障したと想定する。主蒸気管破断における中央制御室運転員の被ばく評価により事故収束までの全期間にわたって判断基準（実効線量100mSv以下）を満足すると評価できることから，以下に示す作業期間は，安全上支障のない期間とできる。
修復作業の作業実施時期は，ダクト修復作業に係る作業員の被ばく評価
結果から，故障発生後，直ちに作業着手可能であるため，故障発生の直後と設定した。
これにより安全上支障のない期間内に確実に修復できることが確認できた。
なお，設定した作業実施時期は中央制御室換気系の機能を回復させるための最短の時期を示しており，実運用における作業期間は中央制御室の運転員や作業員の被ばくを考慮した上で決定する。
故障が小規模破損で検知に時間を要し，作業開始が24時間遅れた場合であっても，安全上支障のない期間内に確実に修復できることも確認できた。
なお，作業期間におけるタイムチャートについては「(3)詳細工程について」で示す。

12 条-添付 7-12226

経過日数（日）05★ 主蒸気管破断★ 単一故障発生10（中央制御室運転員の被ばく 100mSv 以下）
修復作業の実施可能期間

ダクト修繕

作業期間

（検知まで
24時間遅れた
場合）

(2)

作業期間

作業手順について
ａ．作業手順ダクトの修復作業は，破断箇所を特定した後，あらかじめ用意した修復用資機材を用いて，以下の手順により修復を行う。
① 準備作業（修復用資機材運搬等）
・修復用資機材は発電所構内に保管する。
・修復用資機材は使用環境（耐圧性，耐熱性）を考慮した仕様のものを準備する。
② 修復箇所の作業性を確保する（高所の場合は足場を設置する）。
③ 破断面のバリ等の凹凸を除去する。
④ ダクト破断箇所に，修復用資機材（ゴムシート，当て板等）を取り付ける。
なお，修復作業については協力会社を含めた作業員の召集体制，資機材の準備，作業手順，訓練の実施等の必要事項を今後社内規程として整備する。

12 条-添付 7-13

227

ｂ．作業イメージ図
中央制御室換気系ダクトの修復方法を以下に図示する。
中央制御室換気系ダクトには，直管部，エルボ部，分岐（Ｔ字）部，床貫通部，サポート部があり，いずれの部位に故障が発生した場合にも対応できるよう検討した。なお，修復方法については，必要に応じて追加・見直しを行う。
また，軽微な故障の場合は当て板，紫外線硬化型ＦＲＰシート，コーキング等，通常の補修方法を適用することができる。

①中央制御室空調ダクト直管部における修復方法
・ゴムシート＋金属金網（メッシュ）により補強，バンドにて固定
バンド

ゴムシート＋金属金網

破断面②中央制御室空調ダクトエルボ部における修復方法
・ゴムシート＋金属金網（メッシュ）により補強，バンドにて固定

12 条-添付 7-14228

③中央制御室空調ダクト分岐部における修復方法
・ゴムシート＋金属金網（メッシュ）により補強，バンドにて固定④中央制御室空調ダクト貫通部における修復方法
・ゴムシート＋アングル材にてダクトを固定，破断面をコーキング処理
ゴムシート＋アングル材(リベットおよびアンカーボルトにて固定)

コーキング用シール材(パテ)

床

ダクト
破断部

12 条-添付 7-15229

ｃ．修復用資機材
修復用資機材としては以下のものが挙げられる。
修復用資機材については，使用環境（耐圧性，耐熱性）を考慮した仕様のものを準備することとし，発電所構内に保管する。
なお，修復用資機材については，必要に応じて追加・見直しを行う。

ⅰ)

鋼管足場資材（足場パイプ，足場板，クランプ，ベース等）

ⅱ)

ゴムシート，金属板，アルミテープ，ラチェットバンド，コーキ
ング材等

(3)

ⅲ)

チェーンブロック・ジャッキ等

ⅳ)

保温板金（ロール状），アングル鋼材等（固定用）等

詳細工程について修復は破断箇所を特定した後に行うため，足場設置箇所が限定できることから，足場の組立作業を含めても2日間程度で修復可能である。なお，足場解体作業は，事故収束後（後日）の対応とする。
中央制御室換気系ダクトの修復作業についてモックアップを行い，タイ
ムチャートを作成した。これにより2日間での修復作業の成立性を確認する
ことができた。
また，被ばく評価の結果から，中央制御室換気系ダクトの修復作業では最も厳しい条件であっても線量率は約5.2×10－２ mSv／hであり，3交替で作業することができる。したがって，中央制御室換気系ダクトについては，3班，24名（延べ41名）にて修復作業が実施可能であることを確認できた。

12 条-添付 7-16

230

項

目

１日

中央制御室での検知

1h

装備準備

1h

漏えい箇所特定2h

資機材搬入･移動･段取り

16h

足場設置(鋼管足場等)

18h

作業準備

6h

ダクト破断面の整形

2h

ゴム板・金網による固定（壁貫通部は当て板使用）

4h

漏えい確認

2h

２日

３日

10人×0.40mSv／人
7人×0.40mSv／人①
7人×0.42mSv／人②
7人×0.42mSv／人③
5人×0.42mSv／人①
5人×0.42mSv／人
②

③

※

：修復作業
中央制御室換気系ダクトの修復作業における被ばく評価の結果から，当該作業の被ばく線量は十分低い値であり，修復作業の実現性に問題はない。
なお，故障が小規模破損で検知に時間を要し，作業開始が 24 時間遅れた場合を想定したタイムチャートは以下のとおりである。この場合も，修復作業の実現性に問題はない。
項

目

１日

（中央制御室での検知不可）

24h

漏えい箇所特定（巡視点検に
よる検知）

2h

資機材搬入･移動･段取り

16h

足場設置(鋼管足場等)

18h

作業準備

6h

ダクト破断面の整形

2h

ゴム板・金網による固定（壁貫通部は当て板使用）

4h

漏えい確認

2h

２日

３日

４日

10人×0.40mSv／人
7人×0.40mSv／人①
7人×0.42mSv／人②
7人×0.42mSv／人③
5人×0.42mSv／人①
5人×0.42mSv／人
②

③

※

：修復作業
12 条-添付 7-17

231

(4)

狭隘部の作業
中央制御室系ダクトについて修復作業が困難な狭隘部が存在するかを現場点検により確認した。その結果，中央制御室換気系ダクトは全範囲において目視により破損状況を確認することが可能であり，修復作業が困難な
狭隘部も存在しないことを確認した。確認に当たっては，最も作業性が悪い箇所（写真⑧）を選定したモックアップ作業も実施している。
以下にダクト敷設状況を示す。

④

⑤

③
②

⑧

⑦

⑥
①

⑨

⑯

⑩
⑪

⑬⑭⑮

⑫

⑰

①

②

③

Ⅰへ
Ⅰから
Ⅲへ
Ⅱへ

MCR から

④

Ⅲから

⑤

Ⅱから
⑥
Ⅴから

Ⅳへ

Ⅵへ

Ⅳから
Ⅴへ
チャンバ

12 条-添付 7-18

232

⑦

⑧

⑨

Ⅶへ
Ⅶから
Ⅵから

Ⅷへ

⑩

Ⅸへ

⑪

Ⅷから

⑫
Ⅸから

Ⅸから
Ⅸから

フィルタユニットへ

フィルタユニットへ
⑬

⑭

⑮

Ⅹへ
Ⅹから

から
空気調和機へ

へ
フィルタファンから⑯⑰

空気調和機から

MCR へ

から
MCR へ

MCR へ
へ

12 条-添付 7-19

233

3.

モックアップによる修復作業の成立性確認
原子炉建屋ガス処理系配管及び中央制御室換気系ダクトについて，全周破断を想定した修復作業のモックアップを実施することにより，修復作業の成立性を確認し，作業ステップ毎のタイムチャートを作成した。確認項目は以下のとおり。
①

破断箇所が高所であった場合，安全・確実に足場を設置することが可能であること。

②

狭隘部に対して，バンド巻き等の修復作業を実施できること。

③

当該系統の配管（ダクト）形状に対して修復作業を適用できること。

④

作業ステップ毎に必要な要員数，作業時間を確認し，タイムチャー
トを作成する。

モックアップの結果，原子炉建屋ガス処理系配管及び中央制御室換気系ダ
クトに全周破断が発生した場合，修復作業が実施可能であることが確認できた。以下にモックアップの状況を示す。

(1)

原子炉建屋ガス処理系配管
原子炉建屋ガス処理系配管について修復作業のモックアップを実施する
ことにより作業の成立性を確認した。
ａ．モックアップ対象箇所
原子炉建屋ガス処理系配管の全てのラインについて現場確認を行い，作業性（高所，狭隘）及び想定される雰囲気線量から，最も作業が困難である場所（非常用ガス再循環系から非常用ガス処理系への連絡配管）を選定した。

12 条-添付 7-20

234

ｂ．足場設置状況
原子炉建屋ガス処理系配管は高所に敷設されていることから，破断想定箇所での作業性確保のため足場等を設置することが可能であるかを，
モックアップ対象箇所で実際に足場を設置することにより確認した。第
1図に足場組立状況を示す。図に示すとおり，モックアップ対象箇所において安全・確実に足場組立を行うことが確認できた。
モックアップ対象箇所は高所，狭隘，高線量である場所を現場確認により選定していることから，原子炉建屋ガス処理系配管の全範囲で足場設置可能であると評価する。
モックアップ対象箇所
SGTS
SGTS

(B)

(A)

FRVS(A)
評価点
FRVS(B)

足場組立状

第1図

現場モックアップ状況（足場組立全景）

ｃ．狭隘部における作業状況
破断想定箇所に対して補修作業が実施できることを確認するため，モックアップ対象箇所に補修用バンドの巻付けを行った。第2図に作業状況を示す。図に示すとおり，モックアップ対象箇所において安全・確実に補修作業を実施できることが確認できた。
モックアップ対象箇所は高所，狭隘，高線量である場所を現場確認により選定していることから，原子炉建屋ガス処理系配管の全範囲で補修
12 条-添付 7-21

235

作業が実施可能であると評価する。

第2図

狭隘部作業状況ｄ．補修作業の実施状況
原子炉建屋ガス処理系配管の形状には，直管，エルボ管，分岐管（Ｔ字，Ｙ字）がある。これらの配管形状について補修用バンドの巻付けが実施可能であることを確認した。モックアップ対象箇所は直管であるため，その他の形状については別系統の大口径配管を用いた。
なお，原子炉建屋ガス処理系には壁貫通部とサポート部があるが，これらについては補修用パテにより修復を行う計画である。
作業状況を第3図に示す。図に示すとおり，補修用バンドの巻付けは様々な形状に適用できることが確認できた。これにより原子炉建屋ガス処理系配管の全範囲で，補修作業が実施可能であると評価する。

12 条-添付 7-22

236

①

直管部（実機）②③

分岐部（模擬・別系統）

第3図

エルボ部（模擬・別系統）

修復模擬作業状況

ｅ．モックアップの実測データ
モックアップにより実測したデータを以下に示す。
(a)

作業時間

作業項目

作業時間

作業員 ※3

資機材準備

18h※1

5人

足場組立

13h※1

3人

配管修復準備

10h※2

3人

配管修復

5h※1

3人

備考

床面高さ約5ｍ

補修用パテの硬化時間は10～60分※1

保守的な評価として実測値を 1.5 倍した。

※2

破断面の処理や配管の芯合せ等，モックアップできない作業につ12 条-添付 7-23237

いては予想時間とした。
※3

実際の作業では，作業員の他に監督者及び放管員が必要となる。

(b)

必要資機材
足場設置用の資機材を以下に示す。
（使用材料）
足場板

2ｍ×8

ベース

2

足場板

1.5ｍ×6

キャッチ

14

足場板

1ｍ×2

直交

40

メッシュ

1ｍ×1

自在

1

足場パイプ

2.5×7

ジョイント

3

足場パイプ

2ｍ×10

ステップバー

10

足場パイプ

1.5ｍ×15

セイフティブロック

1

足場パイプ

1ｍ×6

安全ネット

2

足場パイプ

0.5ｍ×1

ワイヤー

1

ｆ．タイムチャート
モックアップの実績に基づき原子炉建屋ガス処理系配管の修復作業におけるタイムチャートを作成した。モックアップは原子炉建屋ガス処理
系配管の中で最も作業困難な箇所を選定して実施していることから，ここに示すタイムチャートは最も時間のかかる作業におけるものである。

12 条-添付 7-24

238

項

目

１日

中央制御室での検知

1h

装備準備

1h

漏えい箇所特定4h

資機材搬入･移動･段取り

18h

足場設置(鋼管足場等)

13h

配管修復作業準備

4h

破断面表面処理／芯合せ

6h

修復用資機材取付け・固定

5h

漏えい確認

2h

２日

３日

7人／班
①

②

③

④

5人／班
⑤

※

⑥

⑦

⑧

⑨

⑩

⑪

⑫

：修復作業

なお，屋外作業については，足場設置までは過去の工事実績から，配管補修についてはモックアップの実績からタイムチャートを作成した。
項

目

１日

中央制御室での検知

1h

装備準備

1h

漏えい箇所特定4h

資機材搬入･移動･段取り

32h

足場設置(鋼管足場等)

48h

配管修復作業準備

4h

破断面表面処理／芯合せ

6h

修復用資機材取付け・固定

5h

漏えい確認

2h

２日

３日

４日

５日

8人
10人
①

②

③

①

5人
②

③

①

②

③

①
②

※

③

：修復作業

12 条-添付 7-25

239

(2)

中央制御室換気系ダクト
中央制御室換気系ダクトについて修復作業のモックアップを実施することにより作業の成立性を確認した。
ａ．モックアップ対象箇所
中央制御室換気系ダクトの全てのラインについて現場確認を行い，作業性（高所，狭隘）及び想定される雰囲気線量から，最も作業が困難である場所（フィルタユニットの循環ライン（入口側））を選定した。

ｂ．足場設置状況
中央制御室換気系ダクトには高所に敷設されている箇所があることから，破断想定箇所での作業性確保のため足場を設置することが可能であ
るかを，モックアップ対象箇所で実際に足場を設置することにより確認した。第4図に足場組立状況を示す。図に示すとおり，モックアップ対
象箇所において安全・確実に足場組立を行うことが確認できた。

第4図

現場モックアップ状況（足場組立全景）

12 条-添付 7-26

240

モックアップ対象箇所は高所，狭隘である場所を現場確認により選定していることから，中央制御室換気系ダクトの全範囲で足場設置可能であると評価する。

ｃ．狭隘部における作業状況
破断想定箇所に対して補修作業が実施できることを確認するため，モックアップ対象箇所にゴムシート＋金属金網の取付けを行った。第5図に作業状況を示す。図に示すとおり，モックアップ対象箇所において安全・確実に補修作業を実施できることが確認できた。
モックアップ対象箇所は高所，狭隘，高線量である場所を現場確認により選定していることから，中央制御室換気系ダクトの全範囲で補修作業が実施可能であると評価する。

（モックアップ対象箇所）
ゴムシート＋金属金網取付け
後，バンドによる固定を実施。
ダクト

第5図

狭隘部作業状況ｄ．補修作業の実施状況
中央制御室換気系ダクトの形状には，直管，エルボ管，分岐管（Ｔ字）がある。これらのダクト形状についてゴムシート＋金属金網による補修作業が実施可能であることを確認するため，モックアップ対象箇所にゴムシート＋金属金網の取付けを行う。
12 条-添付 7-27

241

作業状況を第6図に示す。図に示すとおり，ゴムシート＋金属金網の取付けはモックアップ対象箇所に対して実施可能であることが確認できた。モックアップ対象箇所は最も作業性の悪いＴ字分岐管を選定していることから，その他の形状については適用できると評価する。

第6図

分岐部修復状況

また，中央制御室換気系ダクトの床貫通部についても，補修作業（模擬）を実施した。作業状況を第7図に示す。床貫通部には高所，狭隘など作業性の悪い箇所はなく，図に示すとおり，問題なく補修することができる。
ゴムシート＋アングル材(リベットおよびアンカーボルトにて固定)

コーキング用シール材(パテ)

床

ダクト
破断部

第7図

床貫通部模擬作業状況
12 条-添付 7-28

242

以上により中央制御室換気系ダクトの全範囲で，補修作業が実施可能であると評価する。

ｅ．モックアップの実測データ
モックアップにより実測したデータを以下に示す。
(a)

作業時間
作業項目

作業時間

作業員 ※3

資機材準備

16h※1

8人

足場組立

18h※1

5人

ダクト修復準備

8h※2

3人

ダクト修復

4h※1

3人

備考

床面高さ約5ｍ※1

保守的な評価として実測値を 1.5 倍した。

※2

破断面の処理等，モックアップできない作業については予想時間

とした。
※3

実際の作業では，作業員の他に監督者及び放管員が必要となる。

(b)

作業資機材
足場設置用の資機材を以下に示す。
（使用材料）
足場板

3ｍ×4

キャッチ

直交

14

足場板

2ｍ×6

キャッチ

自在

1

足場板

1.5ｍ×10

ジョイント

1

足場板

1ｍ×3

ベース

1

足場パイプ

3ｍ×7

敷角

1

12 条-添付 7-29

243

足場パイプ

2ｍ×8

梯子

足場パイプ

1.5ｍ×10

足場パイプ

4.5ｍ×1

セイフティブロック1

1ｍ×8

クランプカバー

10

メッシュ

12

パイプカバー

10

直交

50

造り番線

1箱

自在

10

ｆ．タイムチャート
モックアップの実績に基づき中央制御室換気系ダクトの修復作業におけるタイムチャートを作成した。モックアップは中央制御室換気系ダク
トの中で最も作業困難な箇所を選定して実施していることから，ここに示すタイムチャートは最も時間のかかる作業におけるものである。
項

目

１日

中央制御室での検知

1h

装備準備

1h

漏えい箇所特定2h

資機材搬入･移動･段取り

16h

足場設置(鋼管足場等)

18h

作業準備

6h

ダクト破断面の整形

2h

ゴム板・金網による固定（壁貫通部は当て板使用）

4h

漏えい確認

2h

２日

３日

10人／班

①
7人／班

②

③

①
5人／班
②

※

③

：修復作業

12 条-添付 7-30

244

また，故障が小規模破損で検知に時間を要し，作業開始が 24 時間遅れた場合を想定したタイムチャートを以下に示す。破損が小規模であれば修復作業に要する時間を短縮できるが，タイムチャート作成に当たっては，全周破断の修復作業に要する作業時間を用いた。
項

目

１日

（中央制御室での検知不可）

24h

漏えい箇所特定（巡視点検に
よる検知）

2h

資機材搬入･移動･段取り

16h

足場設置(鋼管足場等)

18h

作業準備

6h

ダクト破断面の整形

2h

ゴム板・金網による固定（壁貫通部は当て板使用）

4h

漏えい確認

2h

２日

３日

４日

10人／班

①
7人／班

②

③

①
5人／班
②

※

③

：修復作業

12 条-添付 7-31

245

4.

補修工法の妥当性(1)

原子炉建屋ガス処理系
原子炉建屋ガス処理系の設計仕様は最高使用圧力0.014MPa[gage]，最高
使用温度72℃であり，単一故障の修復に当たっては使用環境（耐圧性，耐熱性）を考慮した仕様の資機材を準備する。
モックアップで使用した補修用パテについても当該配管の設計条件を満足する仕様であり，事故時の原子炉建屋ガス処理系の環境においても応急処置として使用可能である。

（補足）

補修用パテ＋補修用バンドによる修復方法の妥当性確認

原子炉建屋ガス処理系配管の修復としては補修用パテを用いた方法を行うこととしている。社団法人日本機械学会「発電用原子力設備規格維持規格（2008年版）」には暫定修復方法として「接着材による補修方法」が規定されており，東海第二発電所においても接着材を用いた修復は多くの実
績がある。

第1図

配管（ティー部）への適用例（社団法人日本機械学会「発電用原子力設備規格維持規格（2008年版）」より）

しかしながら，全周破断の修復への適用は想定されていないことから，
12 条-添付 7-32

246

実証試験を行い，全周破断した配管に適用した場合でも漏えいを止めることが可能であることを確認した。
原子炉建屋ガス処理系配管の修復作業のモックアップでは，補修用パテを塗布し，補修用バンドを巻き付ける方法について，実機に施工可能でき
ることを確認した。
ここでは，全周破断させた模擬配管を用いて，補修用パテによる修復方法の妥当性について検証を行った。試験方法を第8図に示す。なお，試験については，社団法人日本機械学会「発電用原子力設備規格

設計・建設

規格（2005年版）」に基づき実施した。
なお，本試験では補修用パテを塗布する作業時間を測定し，タイムチャート作成に反映させた。
試験配管：炭素鋼管

150A

試験圧力：0.018MPa
保持時間：10 分
漏えい検査圧力：0.014MPa
P

P

切断面

コンプレッサより

配管受台

第8図

試験方法

試験の結果，補修箇所からの漏えいがないことを確認した。これにより，全周破断した配管であっても，応急処置として補修用パテによる修復が可能であるということが確認できた。
12 条-添付 7-33

247

なお，原子炉建屋ガス処理系の最高使用温度は72℃であるが，作業実施に当たっては，配管の表面温度を考慮した適切な保護具を装着して行う。
また，補修作業は原子炉建屋ガス処理系排風機を停止した状態で行うことから，配管の表面温度は周辺環境と同じ温度となることから，作業実施に支障を与えることはない。

(2)

中央制御室換気系
中央制御室換気系の運転条件は運転圧力0.98kPa[gage]以下，運転温度
10℃～40℃であり，単一故障の修復に当たっては使用環境（耐圧性，耐熱性）を考慮した仕様の資機材を準備する。
モックアップで使用したゴムシートついても運転条件を満足する仕様であり，事故時の中央制御室換気系の環境においても応急処置としては使用可能である。

（補足）ゴムシートによる応急処置の実例
中央制御室換気系ダクトの全周破断の修復としては，ゴムシート＋金属金網＋バンド固定の方法を行うこととしている。東海第二発電所において，ダクトの暫定的な修復にゴムシートを当て板として用いた事例を（参考）に示す。
このような実績からも，ゴムシート＋金属金網＋バンド固定による修復方法は中央制御室換気系ダクトの単一故障に対して適用可能であると考える。

12 条-添付 7-34

248

（添付）
東海第二発電所におけるダクト修復（応急処置）の事例
1.

故障の概要
【廃棄物処理建屋主排気系ダクトの（屋外）開孔について】●

平成24年11月15日より東海第二発電所の原子炉建屋，タービン建屋等の換気系屋外ダクトについて，計画に基づき点検作業を行っていたとこ
ろ，平成24年11月20日，廃棄物処理建屋 主排気系ダクトに開孔（直径約５ｍｍ）があることを確認した。

●

平成24年11月20日，ゴム板等により仮補修を行い漏えいのないことを
確認した。

2.

仮補修の状況

廃棄物処理建屋
主排気系ダクト

腐食による開孔部

ゴム板等による仮補修

12 条-添付 7-35

249

添付 8
配管及びダクトの点検の実施状況について

東海第二発電所では，静的機器の単一故障を想定する機器として，3 系統の配管，ダクトを評価している。これら単一設計となっている配管，ダクトについて，点検の実施状況を整理する。

1.

原子炉建屋ガス処理系(1)

内部点検の実施状況
原子炉建屋ガス処理系配管については，以下のとおり点検を実施し，異常のないことを確認している。
①

屋外の配管について，外面の補修塗装に併せ，肉厚測定を実施しており，著しい減肉がないことを確認している。

②

機器分解時等において近傍の配管内部を目視にて点検し，腐食等の異常がないことを確認している。

(2)

今後の点検方針
屋外の配管は海塩粒子の影響で，屋内配管に比べ腐食発生の可能性が高いものと考えられるが，これまでの内部に関する点検結果から屋外配管，
屋内配管のいずれにも異常は認められていない。
今後も，屋外配管の肉厚測定等を継続することにより原子炉建屋ガス処
理系配管の健全性を維持することが可能である。

2.
(1)

残留熱除去系スプレイヘッダ（サプレッション・プール側）
内部点検の実施状況
残留熱除去系スプレイヘッダ（サプレッション・プール側）の内部については，以下のとおり点検を実施し，異常のないことを確認している。
12 条-添付 8-1

250

①

ＣＣＤカメラを用いた内部点検（抜取 ※ ）やノズルを外した状態での目視（全数）による内部点検を実施しており，腐食等の異常がないことを確認している。
※スプレイヘッダの構造はリング状であり，全周が同一口径で，スプレイノズルが下向きに取付けられていることから，内部に水が停滞することはない。したがって，どの位置でも同じ環境であると考えられることから，内部点検は抜取検査とした。

(2)

今後の点検方針
当該スプレイヘッダについては，これまでの内部に関する点検結果から，異常は認められていない。また，通常運転中は窒素雰囲気となるサプレッ
ション・チェンバ内にあり，配管内部も水を内包しないことから，急激に腐食が進行するとは考えられない。
今後も，スプレイヘッダ内部の点検を継続することにより，残留熱除去
系スプレイヘッダ（サプレッション・プール側）の健全性を維持することが可能である。

3.

中央制御室換気系ダクト(1)

点検の実施状況
東海第二発電所の中央制御室換気系ダクトについては，他プラントでの不具合事象をうけ，設備の重要性を認識し適切に保全を実施している。
また，発電室が実施している点検（１回／１年）については，点検の観点を明確にした，チェックシート，系統図，前回点検時の写真を用いて行うことを社内規定に定めており，形骸化しないようにつとめている。
中央制御室換気系ダクトの主な点検実績を表１に，点検周期及び点検方法を表２に示す。
12 条-添付 8-2251

表１．主な点検実績
点検範囲
実施年度

点検方法

備考

目視点検

他プラント水平
展開

－

目視点検

中央制御室気密
試験準備

送風機～
中央制御室

目視点検

中央制御室気密
試験準備

－

目視点検

外面

内面

２００５

全ての範囲
（保温材取外し）

全ての範囲

２００６

全ての範囲
（保温材取外し）

２００８

２００９

送風機～
中央制御室
（保温材取外し）
外気取入口～
送風機（保温材が施工されていない範囲）

２０１１

ダンパ近傍
（保温材取外し）

ダンパ近傍

目視点検

ダンパ取替に合
わせて点検

２０１５

ダンパ近傍
（保温材取外し）

ダンパ近傍

目視点検

ダンパ点検に合わせて点検

表２．点検周期及び点検方法

担当室

保修室

発電室

(2)

点検範囲

点検方法
及び周期

外面

内面

目視点検
（１回／５年）

ダクト，フランジ，ベローズ（保温材取外し）

外気取入口～送風機

目視点検

全ての範囲
（保温材施工部は保温材外面）（１回／１年）－

今後の点検方針
当該ダクトについては，これまでの点検結果から，異常は認められていない。
今後も，ダクトの点検を実施することにより，中央制御室換気系ダクト

12 条-添付 8-3

252

の健全性を維持することが可能である。

12 条-添付 8-4

253

添付 9
小規模破損の検知及び修復について

1.
(1)

原子炉建屋ガス処理系
故障の想定
静的機器の単一故障の評価では，腐食による配管の全周破断を想定しているが，配管が腐食により瞬時に全周破断する可能性は小さく，腐食が配管を貫通してから徐々に貫通孔が拡大し全周破断に至る場合を想定し，全周破断に至る前の小規模の破損において検知可能であるかを検討した。小規模破損として，系統流量の10％の空気が漏えいする腐食孔を想定する。

(2)

検知性
事故発生後，中央制御室ではパラメータ（系統流量，原子炉建屋差圧，
放射線モニタ等）を監視している。10％の漏えいであれば，系統流量，原子炉建屋の差圧，非常用ガス処理系排気筒モニタの指示値は変動するため，
中央制御室にて系統の異常を検知し，現場確認（視覚，聴覚，触覚）により破断箇所を特定する。
中央制御室にて異常が検知されると，必要に応じて現場確認を行う。
10％漏えい破損であれば，穴径が約136㎜，損傷部から吹き出す風量が357m ３ ／h（系統流量3,570m ３ ／h），風速約6.9m／sであり現場確認での異音の有無の確認や吹流しの使用等により破損箇所の特定が可能である。
また，故障発生直後における原子炉建屋の雰囲気線量率はフィルタに2mまで接近した厳しい条件でも約150mSv／hであるため数十分程度は現場確
認可能である。更に必要な場合には要員の交替を行うことで現場確認 ※ を継続することも可能である。

12 条-添付 9-1

254

※

原子炉建屋ガス処理系の配管は原子炉建屋5階の限定された区域に敷設されており，通常状態であれば配管全体を確認したとしても40分～1
時間で可能である。事故時の要員交替を勘案しても数時間程度で現場確認は可能である。よって，原子炉建屋ガス処理系配管の修復作業に係るタイムチャートにおいては，漏えい箇所特定の時間を4時間と見積もっ
ている。
項

目

１日

中央制御室での検知

1h

装備準備

1h

漏えい箇所特定4h

資機材搬入･移動･段取り

18h

足場設置(鋼管足場等)

13h

配管修復作業準備

4h

破断面表面処理／芯合せ

6h

修復用資機材取付け・固定

5h

漏えい確認

2h

２日

３日

備考

（補足）監視計器一覧
監視計器

測定範囲

警報設定値

FRVS ﾄﾚｲﾝ流量計

0～25,000 m3/h

14,450 m3 /h

SGTS ﾄﾚｲﾝ流量計

0～ 6,000 m3/h

3,035 m3/h

0.1～1E+6 cps

200 cps

SGTS 排気筒ﾓﾆﾀ(低)：NaI(Tl)ｼﾝﾁ
SGTS 排気筒ﾓﾆﾀ(高)1E-2～1E+4

：電離箱

mSv/h

原子炉建屋負圧計-2.0～0 kPa①

2E-2 Sv/h-0.981 kPa

定格流量：16,500m3/h
定格流量：3,570m3/h
K = 1.7E-1
Bq/cc/cps
K = 7.09E+4
Bq/cc/(mSv/h)
SGTS 起動時：-0.063 kPa 以上

ＦＲＶＳ流量計（指示計）のフルスパンは 0～25,000ｍ ３ ／ｈ（最小目盛 500ｍ ３ ／ｈ）であり，定格流量（16,500ｍ ３ ／ｈ以上）の

12 条-添付 9-2

255

10％の変化 1,650ｍ ３ ／ｈは 3 目盛以上の指示変動となり，異常の検知は可能である。
ＳＧＴＳ流量計（指示計）のフルスパンは 0～6,000ｍ ３ ／ｈ（最小
目盛 100ｍ ３ ／ｈ）であり，定格流量（3,570ｍ ３ ／ｈ以上）の 10％の変化 357ｍ ３ ／ｈは 3 目盛以上の指示変動となり，異常の検知は可能である。
なお，指示計による異常検知ができなかった場合でも，流量のトレンドを確認することにより，後から異常を検知することも可能である。
②

事故（ＦＨＡ，ＬＯＣＡ等）発生後の放射線量率はＳＧＴＳ排気筒
モニタの測定範囲内であり，指示値上昇は検知されている。配管の損傷によりＳＧＴＳ流量が 10％程度低下したことに伴う指示低下は検知することができる。

③

原子炉建屋ガス処理系運転時の原子炉建屋（原子炉棟）負圧は0.063 kPa（6.4 mmH2O）以上であり，中央制御室の指示計等で確認することとなっており，原子炉建屋（原子炉棟）負圧維持に異常が発生した場合は中央制御室にて検知することができる。

(3)

小規模破損の影響
原子炉建屋ガス処理系の配管に10％程度の漏えいが発生し，非常用ガス処理系の流量が90％になったと仮定しても，原子炉建屋の負圧は6mmH2 Oから4.8mmH2 Oに低下するものの機能は維持される。
更に小規模な破損で漏えい量もわずか場合は，中央制御室での検知が不可能であるが，原子炉建屋ガス処理系の安全機能が喪失することはなく，安全に影響を与えない。
12 条-添付 9-3

256なお，非常用ガス再循環系－非常用ガス処理系連絡配管に小規模破損が発生した場合は，非常用ガス処理系の機能が維持されるため，原子炉建屋の負圧は6mmH2Oに維持される。

(4)

修復性
故障箇所が特定できた場合は，配管全周破断時と同様に修復を行う。

(5)

修復作業での被ばく評価
作業員の被ばく評価については，配管全周破断時における評価に包絡さ
れる。

2.
(1)

中央制御室換気空調系
故障の想定
静的機器の単一故障の評価では，腐食によるダクトの全周破断を想定しているが，ダクトが腐食により瞬時に全周破断する可能性は小さく，腐食がダクトを貫通してから徐々に貫通孔が拡大し全周破断に至る場合を想定し，全周破断に至る前の小規模の破損において検知可能であるかを検討した。小規模破損として，系統流量の10％の空気が漏えいする腐食孔を想定
する。

(2)

検知性
10％漏えい破損では中央制御室の雰囲気線量率が低く，エリアモニタによる検知は困難であり，また，小規模破損であるため破断音の確認も難しい。よって，中央制御室換気系ダクトの小規模破損については，巡視点検により異常の有無を検知する。
12 条-添付 9-4257

10％漏えい破損が発生すれば，穴径が約164㎜，損傷部から吹き出す風
量が510m３ ／h（系統流量5,100m３ ／h），風速約6.7m／sであるため，現場確認での異音の有無の確認や吹流しの使用等により破損箇所の特定は可能である ※ 。
全周破断発生直後における当該区域の雰囲気線量率はフィルタに2mまで接近した厳しい条件で評価しても約5.2×10－２ mSv／hであることから，現場確認の実施は十分可能である。

※

中央制御室換気系ダクトの運転員による巡視点検及び詳細点検の実績からダクト全体を確認するために要する時間は1時間程度である。よって，中央制御室換気系ダクトの修復作業に係るタイムチャート（添付7より再掲）において漏えい箇所特定の時間を2時間と見積もっている。
故障が小規模破損であった場合は，中央制御室での検知は困難である
ため，1回／日の頻度で実施する運転員の巡視点検により異常の検知及び破損箇所の特定を行う。よって，中央制御室換気系ダクト小規模破損の修復作業に係るタイムチャートにおいては，故障発生から漏えい箇所
特定まで時間を26時間と見積もっている。

12 条-添付 9-5258

（中央制御室換気系ダクト全周破断の修復作業に係るタイムチャート）
項

目

１日

中央制御室での検知

1h

装備準備

1h

漏えい箇所特定2h

資機材搬入･移動･段取り

16h

足場設置(鋼管足場等)

18h

作業準備

6h

ダクト破断面の整形

2h

ゴム板・金網による固定（壁貫通部は当て板使用）

4h

漏えい確認

2h

２日

３日

（中央制御室換気系ダクト小規模破損の修復作業に係るタイムチャート）
項

目

１日

（中央制御室での検知不可）

24h

巡視点検（漏えい箇所特定）2h

資機材搬入･移動･段取り

16h

足場設置(鋼管足場等)

18h

作業準備

6h

ダクト破断面の整形

2h

ゴム板・金網による固定（壁貫通部は当て板使用）

4h

漏えい確認

2h

２日

３日

４日

（補足）監視計器
監視計器

測定範囲

警報設定値

ＭＣＲｴﾘｱﾓﾆﾀ

1E-4～1 mSv/h

5E-3 mSv/h

備考

全周破断における影響評価において，空調機械室の雰囲気線量率は
事故発生24時間後（全周破断発生直後）で最大1.2×10－４ mSv／h（添付5

第19表参照）であるが，これは中央制御室内に設置されたエリアモニタの下限程度である。小規模破損ではフィルタによる浄化が期
待できるため，更に低いと考えられ，エリアモニタによる検知は困難である。
12 条-添付 9-6

259

(3)

小規模破損の影響
中央制御室換気系のダクトに10％程度の漏えいが発生した場合，中央制
御室内の雰囲気線量率はエリアモニタの下限以下であり，運転員への影響
は小さい。

(4)

修復性
故障箇所が特定できた場合は，ダクト全周破断時と同様に修復を行う。

(5)

修復作業での被ばく評価
作業員の被ばく評価については，ダクト全周破断時における評価に包絡される。

12 条-添付 9-7260

添付 10中央制御室換気系の外気取入ラインについて

中央制御室換気系の評価においては，循環ラインのみを考慮の対象とし，
外気取入ラインを除いている。期待される安全機能を達成する上で当該ラインによる外気取入機能の必要性を確認し，その考え方を示す。

1.

外気取入機能について
中央制御室換気系は，事故時に外気取入口を遮断し，フィルタユニットを通る閉回路循環方式で運転することで放射性物質を除去し，運転員の被ばくを低減する機能を有する。外気取入ライン（給気ダクト，排気ダクト）にはそれぞれ２個の隔離弁（電動弁）を有しており，第 1 隔離弁と第 2 隔離弁で異なる区分から電源を供給している。
循環運転となった場合でも外気に汚染が無いことを確認できた場合は必要に応じて隔離信号をバイパスすることにより外気を取り入れることができる。
ここでは中央制御室換気系が有する原子炉制御室非常用換気空調機能に外気取入ラインの機能が必要であるかを検討し，あわせて外気取入ライン故障
時の影響を確認する。外気取入ライン（給気ダクト，排気ダクト）の概要図
を第 1 図に示す。

12 条-添付 10-1

261

MO

MO

MO

MO

MO

MO

排風用ファン

排気ダクト

給気ダクト

RE
FO

(A)

(A)

冷却コイル

バグフィルタヘパフィルタチャコールフィルタ

ヘパフィルタバグフィルタ(B)

中央制御室

ヘパフィルタチャコールフィルタ

ヘパフィルタバグフィルタ

FO
AO

冷却コイル

フィルタユニット
FO

AO

バグフィルタ

AO

空気調和機

(B)

AO

FO

循環運転ライン（外気取入ライン）単一設計箇所

第1図

2.
(1)

中央制御室換気系

系統概要図

中央制御室の居住性
外気取入機能について
事故時の中央制御室換気系の閉回路循環運転においては，外気取入ラインを遮断することとなるが，中央制御室の空気流入率測定試験結果から隔離運転時の空気流入量は約 1,080m３ ／h（0.4 回／h） ※１ であり，外気間欠取込（27 時間隔離，3 時間取入）における外気取込み量約 340m３ ／h※２
に対して十分上回ることから，中央制御室の居住性に影響を与えることはない。
※１

空気流入率試験結果 0.468 回／h（A 系），0.435 回／h を基に保守的に設定。また，中央制御室の容積を 2,700m３ とする。

※２

3,400m３ ／h×3 時間／（3 時間＋27 時間）

以上から，中央制御室換気系が有する原子炉制御室非常用換気空調機能を達成するためには，外気取入ラインの外気取入機能を必要としない。
12 条-添付 10-2

262

(2)

中央制御室の環境測定について
中央制御室には，対策要員の居住環境の確認のため，可搬型酸素濃度計
及び二酸化炭素濃度計を配備する。外気の取り入れ遮断(循環運転開始)時から計測を開始し，連続監視する。

（参考）空気流入率ゼロの場合の中央制御室居住性評価
中央制御室に外気のリークインが全くないと仮定した場合の評価は以下のようになる。

ａ．酸素濃度(a)

評価条件
・在室人員 7 人(運転員)・中央制御室バウンダリ内体積 2,700m３
・初期酸素濃度 20.95％
・評価結果が保守的になるよう空気流入は無いものとして評価する。
・1 人あたりの呼吸量は，事故時の運転操作を想定し，歩行時の呼吸量 ※1 を適用して，24L／min とする。
・1 人あたりの酸素消費量は，成人吸気酸素濃度 ※1（20.95％），成人呼気酸素濃度 ※2（16.40％）から 1.092L／min とする。
・許容酸素濃度19.0％以上 ※3※1：空気調和・衛生工学便覧

第 14 版

3 空気調和設備編※2：呼気には肺胞から蒸発した水蒸気が加わっており，吸気と等容積ではないため，ＣＯ ２ 排出量を計算するには，乾燥空気換算（％）を使用する。
12 条-添付 10-3263

※3：鉱山保安法施行規則
(b)

評価結果
評価条件から求めた酸素濃度は，第 1 表のとおりであり，114 時間まで外気取入れを遮断しても，中央制御室内に滞在可能である。

第1表

中央制御室換気系閉回路循環運転時の酸素濃度

時間

24 時間

48 時間

96 時間

114 時間

酸素濃度

20.5％

20.1％

19.3％

約 19.0％22.0

酸素濃度[%]

21.0
20.0
19.0
18.0
17.0
16.0
0

24

48

72

96

120

144

168

192

循環運転継続時間[ｈ]第2図

中央制御室換気系閉回路循環運転時の酸素濃度

ｂ．二酸化炭素濃度(a)

評価条件
・在室人員 7 人(運転員)・中央制御室バウンダリ内体積 2,700m３
・初期二酸化炭素濃度 0.03％
・評価結果が保守的になるよう空気流入は無いものとして評価する。
12 条-添付 10-4264

・1 人あたりの二酸化炭素吐出量は，事故時の運転操作を想定し，中等作業での吐出量 ※1 を適用して，0.046m３ ／h とする。
・許容二酸化炭素濃度

0.5％以下 ※2※1：空気調和・衛生工学便覧

第 14 版

3 空気調和設備編※2：原子力発電所中央制御室運転員の事故時被ばくに関する規程（JEAC4622-2009）
(b)

評価結果
評価条件から求めた二酸化炭素濃度は，第 2 表のとおりであり，39
時間まで外気取入を遮断しても，中央制御室内に滞在可能である。

第2表

中央制御室換気系閉回路循環運転時の二酸化炭素濃度

時間

24 時間

39 時間

0.32％

0.50％

二酸化炭素
濃度

2.0
1.8
二酸化炭素濃度[%]

1.6
1.4
1.2
1.0
0.8
0.6
0.4
0.2
0.0
0

24

48

72

96

120

144

循環運転継続時間[ｈ]第3図

中央制御室換気系閉回路循環運転時の二酸化炭素濃度

12 条-添付 10-5

265

3.

故障の仮定
中央制御室換気系は，循環運転となった場合でも外気に汚染が無いことを確認できた場合は必要に応じて隔離信号をバイパスすることにより外気を取り入れることができる。
外気取入を行う場合，外気取入ダクトに故障が発生した場合の影響を以下に示す。
ａ．全周破断の想定
給気・排気ダクトに全周破断を想定したとしても，破断箇所から外気取入を行うこととなり，外気取入機能に影響はない。

ｂ．閉塞の想定
中央制御室換気系ダクトについては，当該系の吸込み部は中央制御室の天井付近に配置しており，空気中の塵や埃等の浮遊物しか流入することはなく，ダクトの口径も大きいことから閉塞することはない。
また，給気口にフィルタは設置されていないため，フィルタによる閉塞はない。

ｃ．電動弁の故障
外気取入ラインの隔離弁（電動弁）の駆動電源が喪失した場合は，手動にて開操作することが必要となる。これは短時間で作業が可能であり，全周破断を想定した修復作業での被ばく評価においても雰囲気線量率は約5.2×10－２ mSv／hであることから，手動による開操作は確実に実施することができる。また排風機が停止したとしても，ダクトを閉塞させることはないので外気取入機能を喪失させることはない。

12 条-添付 10-6266

4. 検討結果
以上に示したように，外気取入ダクトの外気取入機能は，中央制御室換気系が有する原子炉制御室非常用換気空調機能を達成するために必要な機能ではない。
なお，中央制御室換気系は，循環運転となった場合でも外気に汚染が無いことを確認できた場合は必要に応じて隔離信号をバイパスすることにより外気を取り入れることができるが，外気取入機能が喪失するような単一故障は発生しない。

12 条-添付 10-7267

添 付 11
故障・トラブル情報の活用について

東海第二発電所では，故障・トラブル情報の収集及び活用の仕組みとして，トラブル検討会及び不適合管理票がある。トラブル検討会では他プラントの事例を収集，水平展開の要否を検討しトラブルの未然防止を図る。不適合管理票では東海第二発電所の故障等を検出し，対策及び再発防止を管理する。

1.

トラブル検討会
トラブル検討会で審議する主な情報としては次のものがある。
① 国内

原子力発電所・法律に基づき報告された事象
・原子力施設情報公開ライブラリー（ニューシア）に登録さ
れた情報
② 海外

故障・トラブル情報

・ＷＡＮＯ／ＩＮＰＯ／ＮＲＣ／ＩＡＥＡ情報・メーカ故障・トラブル情報③ 原子力発電所以外の国内施設故障・トラブル情報

これらについて，東海第二発電所への水平展開の必要性等を検討している。
東 海 第 二 発 電 所 に お い て ，平 成 16 年 に Ｑ Ｍ Ｓ が 導 入 さ れ て か ら 平
成 26 年 10 月 ま で に ト ラ ブ ル 検 討 会 で 検 討 し た 事 例 の う ち ダ ク ト に
関 す る も の は 18 件 で あ っ た 。 な お ， 原 子 炉 建 屋 ガ ス 処 理 系 （ 非 常 用
ガス処理系）配管に関する事例はなかった。
12 条-添付 11-1

268

東海第二発電所への水平展開を実施した主な事例として「中央制御 室 換 気 系 外 気 取 り 入 れ ダ ク ト の 腐 食（ 敦 賀 発 電 所 １ 号 炉 ） ※ １ 」がある。本事象を受け，中央制御室換気系ダクトについては定期的な内面・外面点検を実施し，汚染のおそれのある管理区域の気体が流れるダクトについては毎年外観点検を行い，腐食状況を確認することとした。
また，運転員が行う巡視点検において，点検範囲や着眼点を明確化するとともに，安全上重要な設備である中央制御室換気系ダクト
については，巡視点検に加えて，外観目視確認を定期的に実施することとした。点検で確認された不具合等に対しては，不適合管理票を発行することを明確にした。

※１ 中央制御室換気空調系送風機の試運転時に外気取入れダク
トに 2 箇所の腐食孔が確認された。
（ 平 成 20 年 12 月 11 日 発生）

2.

不適合管理票東海第二発電所で検出された不具合には不適合管理票を発行し，原子力安全に与える影響に応じたレベル区分を設定し，必要な処置を行う。
東 海 第 二 発 電 所 に お い て ，平 成 16 年 に Ｑ Ｍ Ｓ が 導 入 さ れ て か ら 平
成 26 年 10 月 ま で に 発 行 さ れ た 不 適 合 管 理 票 の う ち ダ ク ト に 関 す る
も の は 34 件 で あ っ た ※ ２ 。 そ の 中 で ， 中 央 制 御 室 換 気 系 ダ ク ト に 関する不適合管理票は 1 件であった。これは，ダクト表面の軽微な発錆の段階で検出された不適合事象であり，簡易な補修による対策で12 条-添付 11-2

269

設備の健全性を確保できるものであった。
そ の 他 の 事 象 に つ い て も ，原 子 力 安 全 に 影 響 を 与 え る も の は な く ，
不適合管理票を活用することにより，設備の健全性維持を図っている。
なお，原子炉建屋ガス処理系（非常用ガス処理系）配管に関する事例はなかった。

※２ 東海発電所において発行された不適合管理票のうち，ダク
ト に 関 す る も の は 41 件 で あ っ た 。 こ の 中 で ， ニ ュ ー シ ア にも 登 録 さ れ た 事 例 と し て「 サ イ ト バ ン カ（ イ ）排 気 ダ ク ト 腐
食 孔 発 生 に つ い て 」（ 平 成 21 年 5 月 11 日 発 生 ） が あ る 。 こ
れ は ，換 気 装 置 の 排 気 ダ ク ト（ 屋 外 ）に 腐 食 に よ る 貫 通 孔 が
確 認 さ れ た も の で あ る 。敦 賀 発 電 所 1 号 炉「 中 央 制 御 室 換 気
系 外 気 取 り 入 れ ダ ク ト の 腐 食 」事 象 の 再 発 防 止 対 策 も 考 慮 し ，
巡視点検の充実と保全計画の見直しを実施した。

3.

保守管理の改善
以上に示すとおり，過去の故障・トラブル情報を検討し，巡視点検の充実や保全計画を見直す等，保守管理の継続的な改善を実施しており，原子炉建屋ガス処理系配管，中央制御室換気系ダクトについては，設備の健全性を確保・維持することが可能である。

12 条-添付 11-3

270

添付 12
東海第二発電所におけるケーブルの系統分離について

１．はじめに
原子力規制委員会より平成２８年１月６日に指示文書「東京電力株式会社
柏崎刈羽原子力発電所で確認された不適切なケーブル敷設に係る対応について（指示）」（原規規発第 1601063 号）（以下「指示文書」という。）が発出されており，これに従い，当社は平成２８年３月３１日に「東京電力株式会社
柏崎刈羽原子力発電所で確認された不適切なケーブル敷設に係る対応について（指示）に係る対応について（報告）」を提出している。本報告においては，当社の要求事項である「発電用原子力設備に関する技術基準を定める省令（昭和４０年通商産業省令第６２号）」（以下「旧技術基準」という。）に照らし，不適切なケーブル敷設はないことを確認したことを報告している。
（ 参考－１）
一方，平成２５年６月に施行された「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」（以下「新技術基準」という。）に対しては，ケーブルの系統分離について対応が必要となる箇所が確認されていることから，
新技術基準への適合方針について以下に説明する。

２．東海第二発電所のケーブルの系統分離に対する要求
東海第二発電所は電源が３区分となっており，旧技術基準に基づいて設計されていることから，トレイ，電線管又はコンクリートピットにケーブルを敷設するにあたっては，電力ケーブルに対しては区分Ⅰ，区分Ⅱ及び区分Ⅲに分離して敷設する要求があるものの，制御・計装ケーブルに対しては分離の要求はない。また，同区分の非常用系と常用系のケーブルに対する分離の要求もない。
12 条-添付 12-1

271

３．新旧技術基準要求の比較と東海第二発電所の調査結果
旧技術基準と新技術基準のケーブルに関する系統分離（区分分離）の要求
事項は第１表のとおり。東海第二発電所建設当時のケーブルの分離要求を考慮すると旧技術基準には適合するものの新技術基準に適合しない状況が確認されている。

第１表

新旧技術基準の要求の比較と東海第二発電所の調査結果
旧技術基準
適合性

敷設状況

イメージ図

新技術基準
適合性

制御
制御
電力
電力
計装
計装
ｹｰﾌﾞﾙ
ｹｰﾌﾞﾙ
ｹｰﾌﾞﾙ
ｹｰﾌﾞﾙ

区分間の跨ぎ無し

〇

〇

×

〇

〇

〇

×

×

区分間の跨ぎ有り
新技術基準第１２条において，安全機能を有する系統のうち，安全機能の重要度が特に高い安全機能を有するケーブルが敷設されたトレイ等の区分間跨ぎ※【区分Ⅰ～区分Ⅱ間跨ぎの例】※ 東海第二発電所では３２０箇所を調査にて確認（詳細は第２表のとおり。）
東海第二発電所は，電源が３区分となっており，また，同区分の非常用系（安全系）と常用系（非安全系）のケーブルに対する分離の要求はなく，これらは同一のトレイに敷設されているため，第１表は第 469 回審査会合（平成 29 年 5 月 25 日）の当社３プラント
共通の敷設パターン（右図）から東海第二発電所の敷設パターンに見直した。
◆

同区分の非常用系（安全系）と常用系（非安全系）のケーブルは同一のトレイに敷設されているため
右図（ⅱ）は跨ぎなしと同じ。
◆ 同区分の非常用系（安全系）と常用系（非常用系）のケーブルは同一のトレイに敷設されているため
右図（ⅲ）と（ⅳ）は同じ。

12 条-添付 12-2

272

４．区分跨ぎケーブルが発生した原因
東海第二発電所は，１９７８年（昭和５３年）運転開始であり，運転開始
時には非難燃ケーブルが敷設され，運転開始以降の増改良工事では難燃ケー
ブルが敷設された。当社の要求事項を明記した工事等仕様書では旧技術基準を満足するよう要求していたため，要求事項を満足するよう，電力ケーブルについては区分分離を行ったものの，制御及び計装ケーブルに対しては，区分分離の要求は無かったことから，異区分を跨ぐケーブルが敷設されたものと考えられる。なお，新技術基準施行後は新技術基準の要求事項を調達管理に反映しており，異区分を跨ぐケーブルは敷設されていない。

５．ケーブル用途（負荷）特定状況
指示文書に従い，東海第二発電所でのケーブル敷設状況を確認した結果，当社の要求事項である旧技術基準は満足していたが，新技術基準に適合させるための対策が必要な制御・計装ケーブルの跨ぎ箇所が３２０箇所確認された。このうち１２３箇所については，平成２８年３月の指示文書報告時点でケーブル用途（負荷）が特定されている。また，この時点で用途（負荷）の特定ができなかった１９７箇所についても，新技術基準適合への対応として，ケーブル用途（負荷）の特定作業を行い， 平成２９年７月２０日現在，ケー
ブル用途（負荷）の特定作業は完了した。（参考－２，３）

12 条-添付 12-3

273

第２表

跨ぎケーブル特定状況（平成２９年７月２０日現在調査完了）

12 条-添付 12-4274

６．対応方針
新技術基準に適合しないケーブルについては，新技術基準に適合させるため，以下のフローに従い対応し区分分離を図る。対応方針は第３表のとおり。

対象ケーブル（全 320 箇所（跨ぎ箇所数））
ケーブル用途（負荷）の調査・特定

現在も使用しているケーブルか？

NOYES
引き戻し可能か？

NO

YES
ケーブル長確認

余長はあるか？

NO

YES
リルート

取替

パターン１及びパターン２

パターン３

切断撤去
（可能範囲）

12 条-添付 12-5

275

第３表

パターン１の例

区分分離対応方針

区分間バリアのイメージ

区分間バリア貫通

パターン２の例

区分Ⅱ

パターン３の例

区分Ⅰ

区分Ⅱ

区分Ⅰ

12 条-添付 12-6276

【リルートによる区分分離の方法】① 制御盤内で対象ケーブルを解線し，ケーブルをケーブル処理室まで引き戻す。
② 引き戻したケーブルは，適切な管路を確保して制御盤へ入線
し,①で解線した箇所に結線することでリルート完了。

跨ぎケーブル
の引き戻し

第１図

ケーブルの
リルート

ケーブル処理室のケーブルリルート例

12 条-添付 12-7

277

参考‐１

東海第二発電所における跨ぎケーブルの調査方法

原子力規制委員会より平成２８年１月６日に発出された指示文書「東京電力株式会社柏崎刈羽原子力発電所で確認された不適切なケーブル敷設に係る対応について（指示）」（原規規発第 1601063 号）に従い，当社は，安全系ケーブルトレイに不適切なケーブル敷設がなされていないことを以下の方法により調査した。
・ 異区分跨ぎケーブルの調査は，中央制御室においてはコンクリート
ピットの蓋を開放し，盤下のケーブルに対しては盤の扉を開放して，目視にて確認できるような状態としてから跨ぎ箇所を調査した。
・ケーブル処理室及び現場については，全てのトレイに対し確認漏れがないように，ケーブルトレイ配置図（第３図）を確認しながら，ケー
ブル処理室及び現場のケーブルトレイを追跡し，目視にて跨ぎ箇所を調査した。

・

高所，暗所等の視認しづらい箇所に対しては，双眼鏡，脚立，投光器
等を用いることで，目視にて確認できるような状態とすることで跨ぎ箇所の見落としを防止した。

・

調査は２名以上の調査員で行い，跨ぎ箇所の見落としがないよう，相互に確認を行い，また，跨ぎ箇所が確認された場合は，調査員とは別の調査責任者も確認を行い，信頼性を確保している。

・

本調査においては，当社からプラントメーカへ業務を発注する際に，その内容を工事等仕様書に明記するとともに，同仕様書にて「適用設計基準、技術基準を熟知した者が判定すること」を要求している。これを12 条-添付 12-8

278

受け，プラントメーカは調査に従事するにあたって必要な力量を有していると認められた者を選任し，当社へ力量評価書（第３図及び第４図）を提出している。当社は，この力量評価書をもとに，調査に従事する者
が，必要な力量を有していると判断している。
以上のとおり信頼性の高い調査を実施したが，新技術基準への確実な適合のため，新技術基準に適合しないケーブル跨ぎ箇所を解消するための工事を行うにあたって，以下の再確認を実施する計画である。
(1) 中央制御室盤下ケーブル跨ぎ（パターン１）及び制御盤入線部の跨ぎ（パターン２）については，中央制御室盤下の区分間バリアに穴等の貫通箇所がないことを，工事結果の確認段階時に再確認する。
(2) ケーブルトレイ間跨ぎ（パターン３）については，新技術基準適合のための複合体施工時にケーブルトレイ間の不適切な跨ぎケーブルがないことを再確認する。

第２図

ケーブルトレイ配置図（例）

12 条-添付 12-9

279

第３図

力量評価書（調査責任者）

12 条-添付 12-10

280

第４図

力量評価書（調査員（１／２））
12 条-添付 12-11

281

第４図

力量評価書（調査員（２／２））

12 条-添付 12-12

282

参考－２

東海第二発電所における跨ぎケーブルの用途（負荷）特定方法

東海第二発電所では，跨ぎケーブルを新技術基準に適合させるため，跨ぎケーブルの用途（負荷）の特定作業を以下の方法により行っている。
ａ．目視による確認
対象ケーブルを目視にてケーブル端まで追跡し，ケーブル用
途（負荷）を特定する。また，目視による確認結果は，過去の増改良工事の履歴と照合することにより，調査の信頼性を高める。
ｂ．電気的信号による確認（負荷隔離による確認）
図面や現場の状態により調査対象ケーブルの用途（負荷）の範囲を限定したうえで，個別の負荷単位で隔離することにより，電圧発生装置及び検電器を用いてケーブル用途（負荷）を特定
する。

第５図

電気的信号による確認（負荷隔離による確認）の概要
12 条-添付 12-13

283

なお，本調査は以下の体制で実施する。
日本原子力発電（株）

日立ＧＥニュークリア・エナジー（株）

原電エンジニアリング（株）（株）日立プラントコンストラクション（株）関電工第６図

ケーブル用途（負荷）特定調査体制表

受注者は調査に従事するにあたって必要な力量を有していると認められた者を選任し，当社へ力量評価書を提出している。当社は，この力量評価書をもとに，当該工事又は類似機器の工事の経験から調査に従事する者が，本調査に必要な力量を有していると判断している。

12 条-添付 12-14

284

参考－３
ケーブル敷設状況調査リスト

完了：平成 28 年 3 月時点で用途特定済み
今回調査完了：平成 29 年 3 月からの調査で用途特定済み12 条-添付 12-15285

ケーブル敷設状況調査リスト

完了：平成 28 年 3 月時点で用途特定済み
今回調査完了：平成 29 年 3 月からの調査で用途特定済み12 条-添付 12-16286

ケーブル敷設状況調査リスト

完了：平成 28 年 3 月時点で用途特定済み
今回調査完了：平成 29 年 3 月からの調査で用途特定済み12 条-添付 12-17287

ケーブル敷設状況調査リスト

完了：平成 28 年 3 月時点で用途特定済み
今回調査完了：平成 29 年 3 月からの調査で用途特定済み12 条-添付 12-18288

ケーブル敷設状況調査リスト

完了：平成 28 年 3 月時点で用途特定済み
今回調査完了：平成 29 年 3 月からの調査で用途特定済み12 条-添付 12-19289

ケーブル敷設状況調査リスト

完了：平成 28 年 3 月時点で用途特定済み
今回調査完了：平成 29 年 3 月からの調査で用途特定済み12 条-添付 12-20290ケーブル敷設状況調査リスト

完了：平成 28 年 3 月時点で用途特定済み
今回調査完了：平成 29 年 3 月からの調査で用途特定済み12 条-添付 12-21291

ケーブル敷設状況調査リスト

完了：平成 28 年 3 月時点で用途特定済み
今回調査完了：平成 29 年 3 月からの調査で用途特定済み12 条-添付 12-22292

ケーブル敷設状況調査リスト

完了：平成 28 年 3 月時点で用途特定済み
今回調査完了：平成 29 年 3 月からの調査で用途特定済み12 条-添付 12-23

293ケーブル敷設状況調査リスト

完了：平成 28 年 3 月時点で用途特定済み
今回調査完了：平成 29 年 3 月からの調査で用途特定済み12 条-添付 12-24294

ケーブル敷設状況調査リスト

完了：平成 28 年 3 月時点で用途特定済み
今回調査完了：平成 29 年 3 月からの調査で用途特定済み以上

12 条-添付 12-25295

東海第二発電所

燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設

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。

第 16 条：燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設

目

1.

2.

3.

次

基本方針
1.1

要求事項の整理

1.2

追加要求事項及び評価条件変更に対する適合性(1)

位置，構造及び設備(2)

安全設計方針

(3)

適合性説明

1.3

気象等

1.4

設備等(手順等含む)

追加要求事項に対する適合方針
2.1

使用済燃料プールへの重量物落下について

2.2

使用済燃料を監視する機能の確保について

2.3

使用済燃料プールの冷却能力について

別添資料
別添資料 1

使用済燃料プールへの重量物落下について

別添資料 2

使用済燃料プール監視設備について別添資料 3

運用，手順説明資料

別添資料 4

使用済燃料プールへの重量物落下に係る対象重量物の現場確認について

燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設

＜概

要＞

1.において，設計基準対象施設の設置許可基準規則，技術基準規則の追加要求
事項を明確化するとともに，それら要求に対する東海第二発電所における適合性を示す。

2.において，設計基準対象施設について，追加要求事項に適合するために必要となる機能を達成するための設備又は運用等について説明する。

3.において，追加要求事項に適合するための運用，手順等を抽出し，必要となる対策等を整理する。

4.において，設計にあたって実施する各評価に必要な入力条件等の設定を行う
ため，設備等の設置状況を現場にて確認した内容について整理する。

16 条 1

1

1.

基本方針

1.1

要求事項の整理設置許可基準規則第 16 条並びに技術基準規則第 26 条，第 34 条及び第 47

条を第 1 表に示す。また，第 1.1-1 表において，新規制基準に伴う追加要求
事項を明確化する。

第 1.1-1 表

設置許可基準規則第 16 条及び技術基準規則第 26 条，第 34 条及び第 47 条要求事項

設置許可基準規則

技術基準規則第 16 条

第 26 条備考（燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設） （燃料取扱設備及び燃料貯蔵設備）
発電用原子炉施設には，次に掲げる

通常運転時に使用する燃料体又は使 変更なし

ところにより，通常運転時に使用する用済燃料（以下この条において「燃料燃料体又は使用済燃料（以下この条に体等」という。）を取り扱う設備は，

おいて「燃料体等」という。）の取扱次に定めるところにより施設しなけれ施設（安全施設に係るものに限る。）

ばならない。

を設けなければならない。
一

燃料体等を取り扱う能力を有一するものであること。

するものとすること。
二

燃料体等が臨界に達するおそ

二

崩壊熱により燃料体等が溶融

燃料体等が臨界に達するおそれがない構造であること。

れがないものとすること。
三

燃料体等を取り扱う能力を有三

崩壊熱により燃料体等が溶融しないものであること。

しないものとすること。
四取 扱 中 に 燃 料 体 等 が 破 損 し な 変更なし
いこと。

－

五

燃料体等を封入する容器は，取扱中における衝撃，熱その他の容器に加わる負荷に耐え，かつ，容易に破損しないものであること。

16 条 22

四六

使用済燃料からの放射線に対前号の容器は，内部に燃料体等 変更なし

して適切な遮蔽能力を有するもを入れた場合に，放射線障害を防のとすること。

止するため，その表面の線量当量率及びその表面から一メートルの距離における線量当量率がそ
れぞれ原子力規制委員会の定める線量当量率を超えないように遮蔽できるものであること。ただし，管理区域内においてのみ使用されるものについては，この限り
でない。

五

七

燃料体等の取扱中における燃燃 料 体 等 の 取 扱 中 に 燃 料 体 等 変更なし

料体等の落下を防止できるものを取り扱うための動力源がなくとすること。

なった場合に，燃料体等を保持する構造を有する機器を設けることにより燃料体等の落下を防止できること。

２

発電用原子炉施設には，次に掲げ

２

燃料体等を貯蔵する設備は，次に 変更なし

るところにより，燃料体等の貯蔵施定めるところにより施設しなければ設（安全施設に属するものに限る。

ならない。

以下この項において同じ。）を設けなければならない。
一

燃料体等の貯蔵施設は，次に掲げるものであること。
イ

燃料体等の落下により燃料

五

燃料体等の落下により燃料体体等が破損して放射性物質の等が破損して放射性物質が放出

放出により公衆に放射線障害

されることに伴い公衆に放射線を及ぼすおそれがある場合に障害を及ぼすおそれがある場合，

おいて，放射性物質の放出によ

放射性物質による敷地外への影る公衆への影響を低減するた響を低減するため，燃料貯蔵設備

め，燃料貯蔵設備を格納するもの格納施設及び放射性物質の放16 条 33

ロ

ハの及び放射性物質の放出を低出を低減する発電用原子炉施設

減するものとすること。

を施設すること。

燃料体等を必要に応じて貯三蔵することができる容量を有することができる容量を有する

するものとすること。

ものであること。

燃料体等が臨界に達するお一

使用済燃料の貯蔵施設（使用済燃燃料体等が臨界に達するおそれがない構造であること。

それがないものとすること。
二燃料体等を必要に応じて貯蔵

四使 用 済 燃 料 そ の 他 高 放 射 性 の 変更なし

料を工場等内に貯蔵する乾式キャ燃料体を貯蔵する水槽（以下「使スク（以下「キャスク」という。）

用済燃料貯蔵槽」という。）は，を除く。）にあっては，前号に掲げ次に定めるところによること。

るもののほか，次に掲げるものであ
ること。
イ

ロ

ロ

使用済燃料からの放射線に使用済燃料その他高放射性対して適切な遮蔽能力を有すの燃料体の放射線を遮蔽するるものとすること。

ために必要な量の水があること。

貯蔵された使用済燃料が崩壊熱により溶融しないものであって，最終ヒートシンクへ熱二

崩壊熱により燃料体等が溶融しないものであること。

を輸送できる設備及びその浄化系を有するものとすること。
ハ

使用済燃料貯蔵槽（安全施設に属するものに限る。以下この

放射性物質を含む水があふ

イ項及び次項において同じ。）か

れ，又は漏れない構造であるこら放射性物質を含む水があふと。

れ，又は漏れないものであって，使用済燃料貯蔵槽から水が漏えいした場合において水の漏えいを検知することができるものとすること。

16 条 44

使用済燃料その他高放射性

ハの燃料体の被覆が著しく腐食するおそれがある場合は，これを防止すること。
ニ

燃 料 体 等 の 取 扱 中 に 想 定 さ 追加要求事項

ニ

燃料体等の取扱中に想定される燃料体等の落下時及び重れる燃料体等の落下時及び重量物の落下時においてもその量物の落下時においてもその機能が損なわれないものとす

機能が損なわれないこと。

ること。
七

－

取扱者以外の者がみだりに立ち入らないようにすること。

３

発電用原子炉施設には，次に掲げ

発電用原子炉施設には，次に掲げる 追加要求事項

るところにより，使用済燃料貯蔵槽

事項を計測する装置を施設しなければの水位及び水温並びに燃料取扱場所ならない。ただし，直接計測することの放射線量を測定できる設備を設けが困難な場合は，当該事項を間接的になければならない。

測定する装置を施設することをもって，これに代えることができる。

一十四

使用済燃料貯蔵槽の水位及び使用済燃料その他高放射性

水温並びに燃料取扱場所の放射の燃料体を貯蔵する水槽の水温

線量の異常を検知し，それを原子及び水位炉制御室に伝え，又は異常が生じた水位及び水温を自動的に制御し，並びに放射線量を自動的に抑制することができるものとする
こと。
二

３

第一項第十二号から第十四号まで

外部電源が利用できない場合に掲げる事項を計測する装置（第一においても温度，水位その他の発項第十二号に掲げる事項を計測する

電用原子炉施設の状態を示す事

装置にあっては，燃料取扱設備及び項（以下「パラメータ」という。）

燃料貯蔵設備に属するものに限る。）

を監視することができるものとにあっては，外部電源が喪失した場

16 条 55

すること。

合においてもこれらの事項を計測することができるものでなければならない。
４

第一項第一号及び第三号から第十 追加要求事項
五号までに掲げる事項を計測する装置にあっては，計測結果を表示し，記録し，及びこれを保存することができるものでなければならない。ただし，設計基準事故時の放射性物質の濃度及び線量当量率を計測する主要な装置以外の装置であって，断続的に試料の分析を行う装置について
は，運転員その他の従事者が測定結果を記録し，及びこれを保存し，その記録を確認することをもって，これに代えることができる。

（再掲）
３

２

発電用原子炉施設には，使用済燃 追加要求事項

発電用原子炉施設には，次に掲げ

料貯蔵槽の水温の著しい上昇又は使るところにより，使用済燃料貯蔵槽

用済燃料貯蔵槽の水位の著しい低下の水位及び水温並びに燃料取扱場所を確実に検知し，自動的に警報するの放射線量を測定できる設備を設け装置を施設しなければならない。たなければならない。

だし，発電用原子炉施設が，使用済

一

使用済燃料貯蔵槽の水位及び燃料貯蔵槽の水温の著しい上昇又は水温並びに燃料取扱場所の放射

使用済燃料貯蔵槽の水位の著しい低線量の異常を検知し，それを原子下に自動的に対処する機能を有して炉制御室に伝え，又は異常が生じいる場合は，この限りでない。

た水位及び水温を自動的に制御し，並びに放射線量を自動的に抑制することができるものとすること。
４

キャスクを設ける場合には，その２

燃料体等を貯蔵する設備は，次に 変更なし

16 条 6

6

キャスクは，第二項第一号に定める定めるところにより施設しなければもののほか，次に掲げるものでなけならない。

ればならない。
一

二

使用済燃料からの放射線に対六

使用済燃料を工場等内に貯蔵して適切な遮蔽能力を有するもする乾式キャスク（以下「キャスのとすること。

ク」という。）は，次に定めるところによること。

使用済燃料の崩壊熱を適切に除去することができるものとすること。

三

使用済燃料が内包する放射イ

性物質を閉じ込めることがで

使用済燃料が内包する放射性き，かつ，その機能を適切に監物質を閉じ込めることができ，か視できること。

つ，その機能を適切に監視するこロとができるものとすること。

使用済燃料からの放射線に対して適切な遮蔽能力を有すること。

ハ

使用済燃料の被覆材の著しい腐食又は変形を防止できること。

ニ

キャスク本体その他のキャ
スクを構成する部材は，使用される温度，放射線，荷重その他の条件に対し，適切な材料及び構造であること。

七

取扱者以外の物がみだりに立ち入らないようにすること。

16 条 77

1.2

追加要求事項及び評価条件変更に対する適合性(1)

位置，構造及び設備

ロ.

発電用原子炉施設の一般構造(3)

その他の主要な構造(i)

本発電用原子炉施設は，(1)耐震構造，(2)耐津波構造に加え，以下の基本的方針のもとに安全設計を行う。

a.
(k)

設計基準対象施設
燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設
通常運転時に使用する燃料体又は使用済燃料(以下「燃料体等」という。)の取扱施設(安全施設に係るものに限る。)は，燃料体等を取り扱う能力を有し，燃料体等が臨界に達するおそれがなく，崩壊熱により燃料体等が溶融せず，使用済燃料からの放射線に対して適切な遮蔽能力を有し，燃料体等の取扱中における燃料体等の落下を防止できる設計とする。
燃料体等の貯蔵施設(安全施設に属するものに限る。)は，燃料体等の落下により燃料体等が破損して放射性物質の放出により公衆に放射線障害を及ぼすおそれがある場合において，放射性物質の放出による公衆への影響を低減するため，燃料貯蔵設備を格納でき，放射性物質の放出を低減できる設計とする。
また，燃料体等を必要に応じて貯蔵することができる容量を有するとともに，燃料体等が臨界に達するおそれがない設計とする。
使用済燃料の貯蔵施設は，使用済燃料からの放射線に対して適切な遮蔽能力を有し，貯蔵された使用済燃料が崩壊熱により溶融しないものであって，最終ヒートシンクへ熱を輸送できる設備及びその浄化系を有し，使用済燃料プールから放射性物質を含む水があふれ，又は漏れ16 条 08

ないものであって，使用済燃料プールから水が漏えいした場合において，水の漏えいを検知することができる設計とする。

使用済燃料の貯蔵施設は，燃料体等の取扱中に想定される燃料体等の落下時及び重量物の落下時においてもその機能が損なわれない設計とすることとし，使用済燃料ビットの機能に影響を及ぼす重量物については落下しない設計とする。

使用済燃料プールの水位及び水温並びに燃料取扱場所の放射線量の異常を検知し，それを中央制御室に伝えるとともに，外部電源が使用できない場合においても非常用所内電気設備からの電源供給により，使用済燃料プールの水位及び水温並びに放射線量を監視することができる設計とする。

二.

核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の構造及び設備(3)

核燃料物質貯蔵用冷却設備の構造及び冷却能力(i)

使用済燃料プール水浄化冷却設備
通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時(以下「通常運転時等」という。)において，使用済燃料プールには，使用済燃料からの崩壊熱の除去並びに使用済燃料プール水の浄化を行うため，ポンプ，冷却器等で構成する使用済燃料プール水浄化冷却設備を設け，使用済燃料から発生する崩壊熱の除去を行うために十分な冷却能力を有する設計とする。使用済燃料プール水浄化冷却設備で除去した熱は，最終的な熱の逃がし場である海へ輸送できる設計とする。

a.

燃料プール浄化冷却系ポンプ
16 条 1

9

b.

台

数

2

容

量

約 125m３ /h(1 基当たり)

使用済燃料プール熱交換器
基

(2)

数

2

安全設計方針
該当なし

(3)

適合性説明

(燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設)

１

発電用原子炉施設には、次に掲げるところにより、通常運転時に使用する燃料体又は使用済燃料(以下この条において「燃料体等」という。)の取扱施設(安全施設に係るものに限る。)を設けなければならない。
一

燃料体等を取り扱う能力を有するものとすること。

二

燃料体等が臨界に達するおそれがないものとすること。

三

崩壊熱により燃料体等が溶融しないものとすること。

四

使用済燃料からの放射線に対して適切な遮蔽能力を有するものとすること。

五

燃料体等の取扱中における燃料体等の落下を防止できるものとすること。

２

発電用原子炉施設には、次に掲げるところにより、燃料体等の貯蔵施
設(安全施設に属するものに限る。以下この項において同じ。)を設けなければならない。
一

燃料体等の貯蔵施設は、次に掲げるものであること。
16 条 210

イ

燃料体等の落下により燃料体等が破損して放射性物質の放出により公衆に放射線障害を及ぼすおそれがある場合において、放射性物質の放出による公衆への影響を低減するため、燃料貯蔵設備を格納するもの及び放射性物質の放出を低減するものとすること。

ロ

燃料体等を必要に応じて貯蔵することができる容量を有するものとすること。

ハ二

燃料体等が臨界に達するおそれがないものとすること。
使用済燃料の貯蔵施設(使用済燃料を工場等内に貯蔵する乾式キャ

スク(以下「キャスク」という。)を除く。)にあっては、前号に掲げるもののほか、次に掲げるものであること。
イ

使用済燃料からの放射線に対して適切な遮蔽能力を有するものと
すること。

ロ

貯蔵された使用済燃料が崩壊熱により溶融しないものであって、最終ヒートシンクへ熱を輸送できる設備及びその浄化系を有するものとすること。

ハ

使用済燃料貯蔵槽(安全施設に属するものに限る。以下この項及び次項において同じ。)から放射性物質を含む水があふれ、又は漏れないものであって、使用済燃料貯蔵槽から水が漏えいした場合において水の漏えいを検知することができるものとすること。

二燃料体等の取扱中に想定される燃料体等の落下時及び重量物の落下時においてもその機能が損なわれないものとすること。

３

発電用原子炉施設には、次に掲げるところにより、使用済燃料貯蔵槽の水位及び水温並びに燃料取扱場所の放射線量を測定できる設備を設けなければならない。
一

使用済燃料貯蔵槽の水位及び水温並びに燃料取扱場所の放射線量16 条 311

の異常を検知し、それを原子炉制御室に伝え、又は異常が生じた水
位及び水温を自動的に制御し、並びに放射線量を自動的に抑制することができるものとすること。
二

外部電源が利用できない場合においても温度、水位その他の発電用原子炉施設の状態を示す事項(以下「パラメータ」という。)を監視することができるものとすること。

４

キャスクを設ける場合には、そのキャスクは、第二項第一号に定めるもののほか、次に掲げるものでなければならない。
一

使用済燃料からの放射線に対して適切な遮蔽能力を有するものと
すること。

二

使用済燃料の崩壊熱を適切に除去することができるものとすること。

三

使用済燃料が内包する放射性物質を閉じ込めることができ、かつ、
その機能を適切に監視することができるものとすること。

適合のための設計方針
第１項第１号について燃料の取扱設備は，新燃料の搬入から使用済燃料の搬出までの取り扱いにおいて，当該燃料を搬入，搬出又は保管できる設計とする。

第１項第２号について燃料の取扱設備は，燃料集合体を一体ずつ取り扱う構造とすることにより臨界を防止する設計とする。

第１項第３号について
16 条 412

使用済燃料の移送は，すべて水中で行う設計とする。

第１項第４号について
使用済燃料プールの壁面及び底部はコンクリート壁による遮蔽をするとともに，使用済燃料の上部は十分な遮蔽効果を有する水深を確保する設計とする。

第１項第５号について
燃料取替機の燃料つかみ具は二重ワイヤや種々のインターロックを設け，燃料移動中の燃料集合体の落下を防止できる設計とする。
また，原子炉建屋クレーンの主要要素は，吊り荷の落下防止措置を施すとともに使用済燃料輸送容器を吊った場合は，使用済燃料プール上を走行できないなどのインターロックを設ける設計とする。

第２項第１号イについて
貯蔵設備は，原子炉建屋原子炉棟内に設置し，適切な雰囲気を換気空調系で維持する設計とする。また，燃料集合体落下等により放射性物質が放出された場合は，原子炉建屋原子炉棟で，その放散を防ぎ，原子炉建屋ガス処理
系で処理する設計とする。

第２項第１号ロについて
新燃料貯蔵庫の貯蔵能力は，全炉心燃料の約 30％とする。使用済燃料プールの貯蔵能力は，全炉心燃料の約 290％とする。

第２項第１号ハについて
16 条 513

燃料の貯蔵設備としては，新燃料貯蔵庫，使用済燃料プール及び使用済燃料乾式貯蔵設備がある。
(1)

新燃料貯蔵庫は，浸水を防止し，かつ，水が入ったとしても排水可能な構造とする。

(2)

新燃料貯蔵ラックは，燃料間距離を十分とることにより，新燃料を貯蔵能力最大に収容した状態で万一新燃料貯蔵庫が水で満たされるという厳しい状態を仮定しても，実効増倍率は0.95以下に保つことができる設計とする。
なお，実際に起きることは考えられないが，反応度が最も高くなるような水分雰囲気で満たされた場合を仮定しても臨界未満にできる設計とする。

(3)

使用済燃料プール及び使用済燃料貯蔵ラックは，耐震クラスＳで設計し，使用済燃料プール中の使用済燃料貯蔵ラックは，適切な燃料間距離をとることにより燃料が相互に接近しないようにする。また貯蔵能力最大に燃料を収容し，使用済燃料プール水温及び使用済燃料貯蔵ラック内燃料
位置等について想定されるいかなる場合でも，実効増倍率を0.95以下に保つことができる設計とする。

(4)

燃料の取扱設備は，燃料集合体を一体ずつ取り扱う構造とすることにより臨界を防止する設計とする。
使用済燃料乾式貯蔵設備については，平成21年11月17日付け平成20･
12･24原第3号をもって，設置変更許可を受けた設計方針に同じ。

第２項第２号イについて
使用済燃料の貯蔵設備は，放射線業務従事者の受ける線量を合理的に達成できる限り低くする設計とする。
16 条 614

また，使用済燃料プールの壁面及び底部はコンクリート壁による遮蔽を施すとともに，使用済燃料の上部は十分な遮蔽効果を有する水深を確保する設計とする。

第２項第２号ロについて
使用済燃料プールの崩壊熱は，燃料プール浄化冷却系の熱交換器で使用済
燃料プール水を冷却して除去するが，必要に応じて残留熱除去系の熱交換器を併用する。燃料プール浄化冷却系及び残留熱除去系の熱交換器で除去した
熱は，原子炉補機冷却系等を経て最終的な熱の逃がし場である海へ輸送できる設計とする。

また，燃料プール浄化冷却系は，ろ過脱塩装置を設置して使用済燃料プー
ル水の浄化を行う設計とする。

第２項第２号ハについて
使用済燃料プールの耐震設計は，Ｓクラスで設計し，内面はステンレス鋼
でライニングし漏えいを防止する。また使用済燃料プールには排水口を設けないとともに，使用済燃料プールに入る配管には真空破壊弁を設けサイフォ
ン効果により使用済燃料プール水が流出しない設計とする。
また，万一の使用済燃料プールライニングの破損による漏えいを監視する
ため，漏えい検知装置及び使用済燃料プール水位計を設ける設計とする。

第２項第２号ニについて
燃料取替機の燃料つかみ具は，二重のワイヤや種々のインターロックを設け，かつ，ワイヤ，インターロック等は，その使用前に必ず機能試験，検査16 条 715

を実施するので燃料集合体取扱中に燃料集合体が落下することはないと考えるが，使用済燃料プールのライニングは，燃料体等の取扱中に想定される燃料体等の落下時及び重量物の落下時においても使用済燃料プールの機能を失うような損傷は生じない設計とする。
また，燃料取替機本体等の重量物については，使用済燃料プールに落下しない設計とする。
なお，使用済燃料輸送容器又は使用済燃料貯蔵容器の落下については，キャスクピットは使用済燃料プールとは障壁で分離し，かつ，原子炉建屋クレーンは吊り荷の落下防止措置を施すとともに使用済燃料輸送容器又は使用済
燃料貯蔵容器を吊った場合は，使用済燃料貯蔵ラック上を走行できない等のインターロックを設ける設計とするので，使用済燃料輸送容器又は使用済燃料貯蔵容器が使用済燃料プールに落下することを想定する必要はない。

第３項について使用済燃料プールには，使用済燃料プールの水位及び温度並びに燃料取扱場所の放射線量を監視する設備を設け，異常が検知された場合には，中央制御室に警報を発することができる設計とする。また，これら計測設備については非常用所内電気設備から受電し，外部電源が利用できない場合においても，監視できる設計とする。

第４項について平成21年11月17日付け平成20･12･24原第3号をもって，設置変更許可を受けた設計方針に同じ。

1.3

気象等
16 条 816

該当なし

1.4 設備等(手順等含む)
4.

核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設

4.1

燃料体等の取扱設備及び貯蔵設備

4.1.1

通常運転時

4.1.1.1

概要燃料体等の取扱設備及び貯蔵設備は，新燃料貯蔵庫，使用済燃料プール，
使用済燃料乾式貯蔵設備（以下4．では「乾式貯蔵設備」という。），燃料プ
ール浄化冷却系，燃料取替機，原子炉建屋クレーン，除染装置等で構成する。
なお，使用済燃料の事業所外への搬出には，使用済燃料輸送容器（以下4.
では「キャスク」という。）を使用する。
新燃料貯蔵庫及び使用済燃料プールの概要図を第4.1－1図に，使用済燃料
乾式貯蔵容器及び支持構造物概要図を第4.1－2図に示す。
燃料プール浄化冷却系の系統概要図を第4.1－3図に示す。
燃料体等の取扱設備及び貯蔵設備は，新燃料を原子炉建屋原子炉棟に搬入してから炉心に装荷するまで，及び使用済燃料を炉心から取り出し事業所外へ搬出までの貯蔵，並びに取り扱いを行うものである 。
使用済燃料プールの水位及び水温並びに燃料取扱場所の放射線量は中央制
御室で監視できるとともに，異常時は中央制御室に警報を発信する。

4.1.1.2
(1)

設計方針

未臨界性
燃料体等の取扱設備及び貯蔵設備は，幾何学的な安全配置又は適切な手段により，臨界を防止できる設計とする。
16 条 917

燃料体等の貯蔵設備は，燃料集合体を貯蔵容量最大に収容した場合でも通常時はもちろん，想定されるいかなる場合でも，未臨界性を確保できる設計とする。また，燃料体等の取扱設備は，燃料集合体を直接取り扱う場合には，一体ずつ取り扱う構造とし，臨界を防止する設計とする。
(2)

冷却浄化能力燃料プール浄化冷却系は，使用済燃料プール内に貯蔵する使用済燃料からの崩壊熱を除去でき，かつ使用済燃料プールの水中及び水面上の不純物を除去できる設計とする。
計画取り出し量以上の使用済燃料を使用済燃料プールに貯蔵した場合，又は燃料プール浄化冷却系の機能が喪失した場合等には，残留熱除去系を使用できる設計とする。
燃料プール浄化冷却系及び残留熱除去系の熱交換器で除去した熱は，原子炉補機冷却系等を経て，最終的な熱の逃がし場である海に放出できる設計とする。
また，乾式貯蔵設備は，貯蔵する使用済燃料の崩壊熱を最終的な熱の逃がし場である大気に放出できる設計とする。

(3)

非常用補給能力
使用済燃料プール水の補給に復水貯蔵タンク水が使用できない場合には，残留熱除去系を用いてサプレッションプールの水を補給できる設計とする。

(4)

貯蔵能力
使用済燃料プール及び乾式貯蔵設備は，使用済燃料を計画どおりに貯蔵した後でも，炉心内の全燃料を使用済燃料プールに移すことができるような貯蔵能力を有した設計とする。また，新燃料貯蔵庫は，通常時の燃料取替を考慮し，適切な貯蔵能力を有した設計とする。

(5)

遮

蔽
16 条 1018

使用済燃料プール内の壁面及び底部は，コンクリート壁による遮蔽を施すとともに，使用済燃料の上部には十分な遮蔽効果を有する水深を確保す
る設計とする。
また，乾式貯蔵設備は，放射線被ばく上の影響を及ぼすことのないよう，
使用済燃料の放射線を適切に遮蔽する設計とする。
燃料体等の取扱設備は，使用済燃料の炉心から使用済燃料プールへの移送操作，使用済燃料プールから炉心への移送操作，キャスク及び使用済燃料乾式貯蔵容器（以下4.では「貯蔵容器」という。）への収容操作等が，使用済燃料の遮蔽に必要な水深を確保した状態で，水中で行うことができる設計とする。
(6)

漏えい防止，漏えい監視及び崩壊熱の除去能力の喪失に至る状態の監視
使用済燃料プール水の漏えいを防止するため，使用済燃料プールには排水口を設けない設計とする。また，使用済燃料プールに接続された配管には真空破壊弁を設け，配管が破損しても，使用済燃料プール水が流出しない設計とする。
万一の使用済燃料プール水の漏えいを監視するため，漏えい検知装置及び使用済燃料プール水位検出器を設ける設計とする。また，使用済燃料プールの水温及び燃料取扱場所の放射線量を測定できる設計とする。

(7)

密封及び密封監視
乾式貯蔵設備は，周辺公衆及び放射線業務従事者に対し，放射線被ばく

上の影響を及ぼすことのないよう，使用済燃料が内包する放射性物質を適切に閉じ込める設計とする。
また，二重の蓋を設け，一次蓋と二次蓋との間の圧力を監視することにより，密閉性を監視できる設計とする。
(8)

構造強度
16 条 1119

燃料体等の取扱設備及び貯蔵設備は，地震荷重等の適切な組合せを考慮しても強度上耐え得る設計とする。
また，使用済燃料プールのライニングは，燃料体等の取扱中に想定される燃料体等の落下時及び重量物の落下時においても使用済燃料プールの機能を損なうような損傷を生じない設計とする。
(9)

落下防止
落下時に使用済燃料プールの機能に影響を及ぼす重量物については，使用済燃料プール周辺の状況，現場における作業実績，図面等にて確認する
ことにより，落下時のエネルギーを評価し，気中落下試験時の燃料集合体の落下エネルギー（15.5kJ）以上となる設備等を抽出する。床面や壁面へ固定する設備等については，使用済燃料プールからの離隔を確保するため，使用済燃料プールへ落下するおそれはない。
ａ．原子炉建屋原子炉棟
原子炉建屋原子炉棟の屋根を支持する屋根トラスは，基準地震動に対する発生応力が終局耐力を超えず，使用済燃料プール内に落下しない設計とする。また，屋根については鋼鈑（デッキプレート）の上に鉄筋コ
ンクリート造の床を設けた構造とし，地震による剥落のない構造とする。
また，運転床面より上部を構成する壁は，鉄筋コンクリート造の耐震壁であり，運転床面より下部の耐震壁と合わせて基準地震動に対して使用済燃料プール内へ落下しない設計とする。
ｂ．燃料取替機
燃料取替機は，基準地震動による地震荷重に対し，クレーン本体の健全性評価及び転倒落下防止評価を行い，使用済燃料プールへの落下物とならないよう，以下を満足する設計とする。
(a)

燃料取替機本体の健全性評価においては，想定される最大重量の吊16 条 1220

荷を吊った状態においても，基準地震動Ssに対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。
(b)

転倒落下防止評価においては，走行レール頭部を抱き込む構造をしたクレーンの脱線防止ラグについて，想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地震動Ssに対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。

(c)

走行レールの健全性評価においては，想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地震動Ssに対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。

ｃ．原子炉建屋クレーン
原子炉建屋クレーンは，基準地震動による地震荷重に対し，クレーン本体の健全性評価及び転倒落下防止評価を行い，使用済燃料プールへの落下物とならないよう，以下を満足する設計とする。
(a)

原子炉建屋クレーン本体の健全性評価においては，想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地震動Ssに対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。

(b)

転倒落下防止評価においては，走行方向及び横行方向に浮上り代を設けた構造をした原子炉建屋クレーンの脱線防止装置について，想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地震動Ssに対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。
また，燃料取替機及び原子炉建屋クレーンは，ワイヤーロープの二重化，フック部の外れ止め及び動力電源喪失時の保持機能により，落下防止対策を講じた設計とする。
(10)

雰囲気の浄化
燃料体等の貯蔵設備は，原子炉建屋原子炉棟内に設置し，適切な雰囲気
16 条 1321

を換気空調設備（「8．放射線管理施設」参照）で維持する設計とする。また，燃料集合体落下等により放射性物質等が放出された場合には，原子炉
建屋原子炉棟で，その放散を防ぎ，原子炉建屋ガス処理系（「9．原子炉格
納施設」参照）で処理する設計とする。
(11)

除

染

キャスク等の除染ができる設計とする。
(12)

被ばく低減
燃料体等の取扱設備及び貯蔵設備は，放射線業務従事者の被ばくを合理的に達成できる限り低減する設計とする。

(13)

燃料取扱場所のモニタリング
燃料取扱場所は，崩壊熱の除去能力の喪失に至る状態を監視するため，放射線量の異常を検知する装置を設け，これを適切に放射線業務従事者へ伝えることができる設計とする。

(14)

試験検査
燃料体等の取扱設備及び貯蔵設備のうち安全機能を有する構築物，系統及び機器は，適切な定期的試験及び検査を行うことができる設計とする。

4.1.1.3

主要設備の仕様

燃料取扱及び貯蔵設備の主要設備の仕様を第4.1－1表に示す。
また，乾式貯蔵設備の主要仕様を第4.1－3表に，使用済燃料プール浄化冷
却設備の主要仕様を第4.1－4表に示す。

4.1.1.4

主要設備

発電所に到着した新燃料は，受取検査後，原子炉建屋原子炉棟内の新燃料貯蔵庫又は使用済燃料プールに貯蔵する。
16 条 14

22

(1)

燃料取替機
燃料取替機は，原子炉ウェル，使用済燃料プール及び気水分離器等貯蔵
プール上を水平に移動するブリッジ並びにその上を移動するトロリで構成する。
また，燃料つかみ具は二重のワイヤや燃料集合体を確実につかんでいな
い場合には，吊上げができない等のインターロックを設け，圧縮空気が喪失した場合にも，燃料集合体が外れない設計とする。
燃料取替作業による放射線業務従事者の被ばくを低減するため，燃料取替機は遠隔自動で運転できる。

(2)

原子炉建屋クレーン
原子炉建屋クレーンは，新燃料，キャスク等の運搬に使用するとともに，原子炉遮蔽体，格納容器上蓋，原子炉圧力容器上蓋，蒸気乾燥器，気水分離器等の取外し，運搬及び取付けに使用する。
また，原子炉建屋クレーンの主要要素は，種々の二重化を行うとともに重量物を吊った状態で使用済燃料貯蔵ラック上を通過できないようインターロックを設ける。

(3)

新燃料貯蔵庫新燃料貯蔵庫は，発電所に到着した新燃料を受取検査後炉心に装荷するまで貯蔵する鉄筋コンクリート造の設備で，原子炉建屋原子炉棟内に設け，全炉心燃料の約30％を収納できる。燃料は堅固な構造のラックに垂直に入れ，乾燥状態で保管する。新燃料貯蔵庫には水が充満するのを防止するための排水口を設ける。
なお，新燃料は発電所敷地内の倉庫に所定の保安上の措置を行った上，一時仮置することもある。
新燃料貯蔵ラックは，貯蔵燃料の臨界を防止するために必要な燃料間距
16 条 1523

離を保持し，たとえ新燃料を貯蔵容量最大で貯蔵した状態で，万一新燃料貯蔵庫が水で満たされるという厳しい状態を仮定しても，実効増倍率を0.95以下に保つ。さらに実際には起こることは考えられないが，反応度が最も高くなるというような水分雰囲気で満たされる場合を仮定しても臨界未満とする。
(4)

使用済燃料プール
使用済燃料プールは，約290％炉心分の燃料の貯蔵が可能であり，さらに放射化された機器等の貯蔵及び取り扱いができるスペースをもたせる。壁
の厚さは遮蔽を考慮して十分とり，内面はステンレス鋼でライニングし漏えいを防止する。使用済燃料プールの水深は約11.5mである。
なお，使用済燃料プールは通常運転中，全炉心の燃料を貯蔵できる容量を確保する。
使用済燃料貯蔵ラックは，中性子吸収材であるほう素を添加したステン
レス鋼を使用するとともに適切な燃料間距離をとることにより，燃料を貯蔵容量最大で貯蔵し，かつ使用済燃料プール水温及び使用済燃料貯蔵ラッ
ク内燃料貯蔵位置等について，想定されるいかなる場合でも実効増倍率を0.95以下に保ち，貯蔵燃料の臨界を防止する。
使用済燃料プール水の漏えいを防止するため，使用済燃料プールには排水口を設けない。万一の使用済燃料プール水の漏えい，又は崩壊熱の除去
能力の喪失に至る状態を監視するため，使用済燃料プール監視設備として，使用済燃料プール水位，使用済燃料プールライナードレン漏えい検知，燃料プール浄化冷却系ポンプ入口温度，使用済燃料プール温度，使用済燃料
プール水位・温度（ＳＡ広域），燃料取替フロア燃料プールエリア放射線
モニタ，原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト放射線モニタ及び原子炉
建屋換気系排気ダクト放射線モニタを設ける。
16 条 1624

なお，外部電源が利用できない場合においても，使用済燃料プール監視設備は，非常用交流電源設備又は非常用直流電源設備より受電し，外部電源が喪失した場合においても計測できる設計とする。
また，使用済燃料プール水の補給に復水貯蔵タンク水が使用できない場
合には，残留熱除去系を用いてサプレッション・チェンバのプール水を補給する。
キャスクピットは，使用済燃料プールとは障壁で分離し，万一のキャス
クの落下事故の場合にも，使用済燃料プールの機能を喪失しないようにする。
なお，新燃料を使用済燃料プールに一時的に仮置することもある。
(5)

使用済燃料乾式貯蔵設備
乾式貯蔵設備は，使用済燃料を収納する貯蔵容器，貯蔵容器を支持する
支持構造物，貯蔵中の密封監視等を行う装置及びこれらを収納する使用済
燃料乾式貯蔵建屋（以下4.では「貯蔵建屋」という。）で構成する。
貯蔵容器は，貯蔵容器本体，蓋部，バスケット等で構成され，これらの部材は，設計貯蔵期間における放射線照射影響，腐食，クリープ，疲労，応力腐食割れ等の経年劣化に対して十分な信頼性を有する材料を選択し，その必要とされる強度，性能を維持し，必要な安全機能を失うことのないようにする。
貯蔵容器は，61体の使用済燃料の貯蔵が可能であり，24基を設ける。
また，貯蔵容器には次のとおり燃料の種別に応じた適切な期間使用済燃料プールで冷却され，かつ運転中のデータ，シッピング検査等により健全であることを確認した使用済燃料を使用済燃料プール内で装填し，排水後内部にヘリウムガスを封入する。
８×８燃料
16 条 1725

貯蔵容器に装填する燃料集合体の平均燃焼度が33,000MWd／t以下の場合
9年以上冷却

新型８×８燃料貯蔵容器に装填する燃料集合体の平均燃焼度が35,000MWd／t以下の場合
7年以上冷却

新型８×８ジルコニウムライナ燃料
貯蔵容器に装填する燃料集合体の平均燃焼度が36,000MWd／t以下の場合
7年以上冷却

高燃焼度８×８燃料貯蔵容器に装填する燃料集合体の平均燃焼度が39,500MWd／t以下の場合
7年以上冷却
貯蔵容器に装填する燃料集合体の平均燃焼度が41,000MWd／t以下の場合
8年3か月以上冷却

ヘリウムガスは，冷却媒体であるとともに燃料被覆管の腐食を防止する。
使用済燃料を装填した貯蔵容器は，車両衝突等の事故を防止するための措置を行い，原子炉建屋原子炉棟から貯蔵建屋へ運搬し，貯蔵建屋内の支持構造物により支持され，そこで貯蔵される。
なお，使用済燃料を事業所外へ搬出する場合には使用済燃料プールへ貯蔵容器を運搬し，キャスクに詰め替えを行った後，事業所外へ搬出する。
貯蔵容器は，容器表面の線量当量率が2mSv／h以下及び容器表面から1mの点における線量当量率100μSv／h以下となるよう，装填される使用済燃料
16 条 1826

の放射能強度を考慮して十分な遮蔽を行う。
装填された使用済燃料から発生する崩壊熱は，伝導，輻射等により大気へ放散される。また，安全機能を有する構成部材が健全性を維持できる温度以下及び設計貯蔵期間貯蔵しても燃料被覆管の累積クリープ量が1％を超えない温度以下になるようにする。さらに，貯蔵建屋に排気温度等の監視装置を設け，異常が生じた場合には中央制御室に警報を出す。
個々の使用済燃料集合体を貯蔵容器内部の所定の位置に収納するためのバスケットは，中性子吸収材であるほう素を添加した材料を適切に配置するとともに，適切な燃料間距離を保持することにより燃料集合体が相互に接近しないようにする。
また、燃料集合体を全容量収納し，容器内の燃料位置等について想定されるいかなる場合でも，実効増倍率を0.95以下に保ち，貯蔵燃料の臨界を防止する。
貯蔵容器は，貯蔵容器本体，蓋部及び金属ガスケットにより漏えいを防止し，設計貯蔵期間中貯蔵容器内部圧力を負圧に維持する。さらに，貯蔵容器の二重蓋間の空間部をあらかじめ加圧し，密封を監視するための密封監視装置を貯蔵建屋内に設け，異常が生じた場合には中央制御室に警報を出す。
その場合でも，あらかじめ貯蔵容器内部を負圧に維持しているので，内部の気体が外部に流出することはない。
万一，二重蓋間の圧力低下等が生じた場合には，原則として使用済燃料
プールへ貯蔵容器を搬入し，必要な措置を行うこととする。
なお，安全評価において想定すべき異常事象として抽出された貯蔵容器の燃料取扱床等への異常着床，貯蔵容器の支持構造物への衝突の各事象に対しても，設計方針で示した各安全機能が満足される。
16 条 1927

(6)キャスク除染ピット
キャスク除染設備は使用済燃料プールに隣接して設け，キャスクの除染
を行う。

(7)

破損燃料検出装置
破損燃料検出装置は，原子炉停止時にシッピングを行って，破損燃料を検出する。なお，シッピングとは，チャンネルボックス上にシッパキャッ
プを載せ，各チャンネルボックス内の水を採取し，核種分析によって燃料の破損を検出する方法である。

(8)

使用済燃料プール水位
使用済燃料プール水位は，使用済燃料プール水位の異常な低下及び上昇を監視できる計測範囲を有し，異常を検知した場合は中央制御室に警報を発信する設計とする。

(9)

使用済燃料プールライナードレン漏えい検知
使用済燃料プールライナードレン漏えい検知は，使用済燃料プールライ
ニングからの漏えいを検知できる計測範囲を有し，使用済燃料プールからの漏えいが発生した場合に中央制御室に警報を発信する設計とする。

(10)

燃料プール浄化冷却系ポンプ入口温度
燃料プール浄化冷却系ポンプ入口温度は，使用済燃料プール温度の異常な上昇を監視できる計測範囲を有し，中央制御室で監視できる設計とする。

(11)

使用済燃料プール温度
使用済燃料プール温度は，使用済燃料プール温度の異常な上昇を監視できる計測範囲を有し，中央制御室で監視できるとともに，異常を検知した
場合は警報を発信する設計とする。

(12)

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）は，使用済燃料プール水位の16 条 2028

異常な低下及び使用済燃料プール温度の異常な上昇を監視できる計測範囲を有し，中央制御室で監視できるとともに，異常を検知した場合は警報を発信する設計とする。
(13)

燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ
燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタは，燃料取扱場所の放射線量を監視できる計測範囲を有し，中央制御室で監視できるとともに，異常を検知した場合は警報を発信する設計とする。

(14)

原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト放射線モニタ
原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト放射線モニタは，燃料取扱場所
での燃料取扱事故時の放射線量を監視できる計測範囲を有し，中央制御室で監視できるとともに，異常を検知した場合は警報を発信し，原子炉建屋
原子炉棟の通常換気空調系を停止するとともに原子炉建屋ガス処理系を起動する設計とする。

(15)

原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モニタ
原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モニタは，燃料取扱場所での燃料取
扱事故時の放射線量を監視できる計測範囲を有し，中央制御室で監視できるとともに，異常を検知した場合は警報を発信し，原子炉建屋原子炉棟の通常換気空調系を停止するとともに原子炉建屋ガス処理系を起動する設計とする。

4.1.1.5(1)

試験検査
燃料体等の取扱設備及び貯蔵設備の機器は、その使用前に必ず機能試

験，検査を実施する。
(2)

乾式貯蔵設備は，定期的に点検を行い，その健全性を確認する。

16 条 2129

4.1.1.6

手 順 等

燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設は，以下の内容を含む手順を定め，適切な管理を行う。
(1)

使用済燃料プールへの重量物落下防止対策
ａ．使用済燃料プール周辺に設置する設備や取り扱う吊荷については，あらかじめ定めた評価フローに基づき評価を行い，使用済燃料プールに影響を及ぼす落下物となる可能性が考えられる場合は落下防止措置を実施する。
ｂ．日常作業等において使用済燃料プール周辺に持ち込む物品については，
必要最低限に制限するとともに落下防止措置を実施する。
ｃ．使用済燃料プール上で作業を行う燃料取替機及び原子炉建屋クレーンについては，クレーン等安全規則に基づき，定期点検及び作業開始前点検を実施するとともに，クレーンの運転，玉掛けは有資格者が実施する。

16 条 2230

第 4.1－1 表
(1)

種

類

燃料取扱及び貯蔵設備の設備仕様
ス テン レス 鋼内 張り プ ール形（ ラッ ク
貯蔵方式）

(2)

貯 蔵 能 力(3)

使用済燃料プール水位

(4)

(5)

個

数

2

種

類

ディスプレーサ／フロート式

使用済燃料プールライナードレン漏えい検知
個

数

1

種

類

フロート式

燃料プール浄化冷却系ポンプ入口温度
個

(6)

数

1

計 測 範 囲0～300℃種

熱電対類

使用済燃料プール温度個(7)

全炉心燃料の約 290％相当分

数

1

計 測 範 囲0～100℃種

熱電対類

使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
個

数

水位：1
温度：1（検出点 2 箇所）
16 条 2331

計 測 範 囲

水位：EL.35,077～46,577mm
温度：0～120℃

種

類

水位：ガイドパルス式
温度：測温抵抗体式(8)

燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ
個

(9)

1

計 測 範 囲10-３ ～10 １ mSv／h

種

半導体式

類

原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト放射線モニタ
個

(10)

数

数

4

計 測 範 囲10-３ ～10 １ mSv／h

種

半導体式

類

原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モニタ個

数4計 測 範 囲10-４ ～1mSv／h

種

半導体式

類

16 条 24

32

2.

追加要求事項に対する適合方針

2.1

使用済燃料プールへの重量物落下について
使用済燃料プールへ重量物が落下した場合においても，使用済燃料プールの機能が損なわれないようにするため，使用済燃料プールへの落下が想定される重量物を抽出し，抽出された重量物が基準地震動 Ss に対して使用済燃料プールへの落下を防止できる設計とする。

(1)a.

使用済燃料プールへの落下が想定される重量物の抽出
使用済燃料プール周辺の設備等の抽出
使用済燃料プール周辺の設備等について，現場確認，図面等（建屋機器
配置図，機器設計仕様書，系統設計仕様書，設置変更許可申請書）により抽出し，抽出した設備等を類似機器毎に項目分類を行う。なお，抽出した機器については，現場の作業実績により抽出に漏れがないことを確認し
ている。

b.

使用済燃料プールへの落下を検討すべき重量物の抽出
上記(1)で抽出及び項目分類したものについて，項目毎に使用済燃料プールとの離隔距離や設置方法などを考慮し，使用済燃料プールに落下す
るおそれがあるものを抽出する。
抽出された設備等の中から，落下エネルギーが気中落下試験時の燃料集合体の落下エネルギーを比較し，使用済燃料プールの落下影響を検討
すべき重量物を抽出する。

(2)a.

使用済燃料プールへの落下防止対策
耐震性確保による落下防止対策
16 条 2533

燃料取替機，原子炉建屋クレーンについて，基準地震動 Ss に対して耐震評価により壊れて落下しないことを確認し，落下防止のために必要な構造強度を有していることを確認する。
また，使用済燃料プール周辺に常設している重量物は，落下防止のために必要な構造強度を有する設計とする。

b.

設備構造上の落下防止対策
クレーンの安全機能として，フック外れ止め，ワイヤロープ二重化，フェイルセーフ機構等，設備構造上の落下防止措置が適切に講じられる設
計とする。

c.

運用状況による落下防止対策
クレーン等安全規則に基づく点検，安全装置の使用，クレーンの有資格
者作業等の要求事項対応による落下防止措置が適切に実施されていることを確認する。
また，燃料取替機及び原子炉建屋クレーンの使用済燃料プール外への待機運用，原子炉建屋クレーンの可動範囲制限による落下防止措置及び使用済燃料プール周りの異物混入防止対策を実施する方針について保安規定に示す。

2.2

使用済燃料プールを監視する機能の確保について
使用済燃料プールの水位及び水温並びに燃料取扱場所の放射線量を中央制御室において監視し，異常時に警報を発信する設計とする。また，これらの計測設備については非常用所内電気設備から受電し，外部電源が利用できない場合においても，監視できる設計とする。
16 条 2634別添資料 1

東海第二発電所

使用済燃料プールへの重量物落下について

35

目
1.

次

新規制基準の追加要件について
1.1

概

要

2.

使用済燃料プールへの落下時影響評価が必要な重量物の評価フロー3.

使用済燃料プール周辺の設備等の抽出
3.1

評価フローⅠ（使用済燃料プール周辺の設備等の抽出）の考え方

3.1.1

現場確認による抽出

3.1.2

機器配置図等による抽出3.1.3

使用済燃料プール周辺の作業実績からの抽出

3.2

評価フローⅠの抽出結果

3.2.1

4.

現場，機器配置等による確認及び作業実績により抽出した設備等

使用済燃料プールへの落下を検討すべき重量物の抽出
4.1

評価フローⅡ（使用済燃料プールへの落下を検討すべき重量物の抽出）
の考え方

4.1.1

設置状況による抽出

4.1.2

落下エネルギーによる抽出

4.1.3

落下防止対策の要否判断が必要となる重量物の抽出

4.2

5.

評価フローⅡの抽出結果

4.2.1

設置状況による抽出結果

4.2.2

落下エネルギーによる抽出結果

4.2.3

落下防止対対策の要否判断が必要とる重量物の抽出結果

落下防止の対応状況確認
目次 1

36

5.1

評価フローⅢ（落下防止とその適切性の確認）の考え方

5.2

評価フローⅢの評価

5.2.1

耐震性確保による落下防止対策

5.2.2

設備構造による落下防止対策

5.2.3

運用による落下防止対策

5.3

評価フローⅢの抽出結果

5.3.1

6.

落下防止対策を実施することにより落下評価が不要となるもの

重量物の評価結果（別紙）
1.

燃料集合体落下時の使用済燃料プールライニングの健全性について

2.

使用済燃料プールと原子炉建屋原子炉棟 6 階床面上設備等との離隔概要について

3.

燃料取替機及び原子炉建屋クレーンの待機場所について

4.

原子炉建屋クレーンのインターロックについて

5.

使用済燃料プール周辺における異物混入防止エリアについて（補足説明資料）
1.

燃料取替機主ホイスト（ワイヤロープ，グラップルヘッド，ブレーキ）の健全性評価について

2.

原子炉建屋クレーン主巻（ワイヤロープ，フック，ブレーキ）の健全性評
価について

3.

燃料取替機及び原子炉建屋クレーンの落下防止対策

4.

その他トラブル事例に対する対応状況について
目次 2

37

5.

新燃料の取り扱いにおける落下防止対策

6.

キャスク取り扱い作業時における使用済燃料プールへの影響

7.

キャスク吊具によるキャスクの吊り方について

目次 3

38

1.

新規制基準の追加要件について

1.1

概

要

平成 25 年 7 月 8 日に施行された新規制基準のうち，下記の規則において重量物の落下時の貯蔵施設の機能に関する規制要件が新たに追加された。
このため使用済燃料プールへの落下時影響評価が必要となる重量物を抽出するとともに，新規制基準への適合状況について確認した。
なお，当該規制については，使用済燃料の貯蔵施設における機能維持が要件となっているため，東海第二発電所 使用済燃料プールのライニング健全性維持について評価した。
また，燃料集合体の落下に関する規制要件については変更されていない（安全設計審査指針 指針 49 と同じ）ため，ここでは燃料集合体以外の重量物を対象とした。

＜重量物落下に関する規制要件が新たに追加となった規則＞
ａ．実用発電用原子炉及びその付属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則第十六条（燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設）第２項

第二号

ニ

ｂ．「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」
第二十六条（燃料取扱設備及び燃料貯蔵設備）第２項

第四号

ニ

別添 1-1

39

2.

使用済燃料プールへの落下時影響評価が必要な重量物の評価フロー
使用済燃料プールへの落下時影響評価が必要な重量物について，以下のフローにより網羅的に評価した。

Ⅰ．使用済燃料プール周辺の設備等の抽出
使用済燃料プール周辺の設備等について，現場確認，機器配置図等（建屋機器配置図，機器設計仕様書，系統設計仕様書，設置許可変更許可申請書）により抽出し，抽出した設備等を類似機器毎に項目分類を行う。なお，
抽出した機器については，現場の作業実績により抽出に漏れがないことを確認する。

Ⅱ．使用済燃料プールへの落下を検討すべき重量物の抽出
評価フローⅠで抽出した設備等について，項目毎に使用済燃料プールとの離隔距離や設置方法などを考慮し，使用済燃料プールに落下するおそれがあるものを抽出する。
抽出された設備等の中から，落下エネルギーを気中落下試験時の燃料集合体の落下エネルギーと比較し，使用済燃料プールへの落下影響を検討す
べき重量物を抽出する。

Ⅲ．落下防止の対策の要否判断
評価フローⅡで抽出した設備等に対し，耐震性，設備構造及び運用状況を踏まえて落下防止対策の要否を検討する。

Ⅳ．使用済燃料プールへの落下時影響評価が必要なもの

別添 1-240

評価フローⅢで落下防止対策が必要とされた重量物は，対策の有効性を検証するため，使用済燃料プールへの落下時影響評価を実施する。
Ⅴ．使用済燃料プールへの落下時影響評価が不要なもの
評価フローⅡで検討不要，または評価フローⅢで対策不要としたものは，
落下時影響評価は不要とする。

Ⅰ．使用済燃料プール周辺の設備等の抽出Ⅱ．使用済燃料プールへの落下を検討すべき
重量物の抽出

検討不要

検討要

対策不要

Ⅲ．落下防止対策の
要否判断

対策要

Ⅴ．使用済燃料プールへの落下時影響評価が必要なもの

第 2.1－1 図

Ⅳ．使用済燃料プールへの落下時影響評価が不要なもの

評価フロー

別添 1-341

3.

使用済燃料プール周辺の設備等の抽出

3.1

評価フローⅠ（使用済燃料プール周辺の設備等の抽出）の考え方

3.1.1

現場確認による抽出使用済燃料プール周辺の設備等に係る現場確認を実施し，「地震等により使用済燃料プールに落下するおそれがあるもの」について抽出する。
（抽出基準）
・使用済燃料プール設置フロア（原子炉建屋原子炉棟６階）に設置されている設備等。

3.1.2

機器配置図等 ※ による抽出

使用済燃料プール周辺の設備等について，機器配置図等にて抽出する。なお，今後設置を計画している重大事故等対処設備についても抽出対象とする。
※ 建屋機器配置図
機器設計仕様書
系統設計仕様書
設置変更許可申請書（抽出基準）
・使用済燃料プール設置フロア（原子炉建屋原子炉棟６階）に設置されている又は設置予定の設備等。

3.1.3

使用済燃料プール周辺の作業実績からの抽出

使用済燃料プール周辺の作業で，燃料取替機，原子炉建屋クレーンを使用
して取り扱う設備等について，作業実績に基づき抽出する。
（抽出基準）

別添 1-442

・使用済燃料プール設置フロア（原子炉建屋原子炉棟 6 階）の作業において，燃料取替機または原子炉建屋クレーンを使用して取り扱う設備等。
また，仮設機材類の持込品については，使用済燃料プールが，立入りと持込品を制限している区域内にあること及び，その落下エネルギーについては，
燃料集合体の落下エネルギーと比べると十分小さいため，抽出の対象外とする。

3.2

評価フローⅠの抽出結果

3.2.1

現場，機器配置図等による確認及び作業実績により抽出した設備等

現場，機器配置図等による確認及び作業実績により，以下の設備等を抽出した。抽出した設備等の各項目の詳細については，第 3.2－1 表及び第 3.2－
2 表に示す。
【抽出した設備等】① 原子炉建屋原子炉棟② 燃料取替機③ 原子炉建屋クレーン④ その他クレーン類⑤ PCV（取扱具含む）⑥ RPV（取扱具含む）⑦ 内挿物（取扱具含む）⑧ プール内ラック類⑨ プールゲート類⑩ キャスク（取扱具含む）⑪ 電源盤類
別添 1-543

⑫ フェンス・ラダー類⑬ 装置類⑭ 作業機材類⑮ 計器・カメラ・通信機器類⑯ 試験・検査用機材類⑰ コンクリートプラグ・ハッチ類⑱ 空調機⑲ 重大事故等対処設備⑳ その他

使用済燃料プール周辺の主な作業としては，燃料集合体の移動作業がある。
この作業で使用する燃料取替機は，原子炉圧力容器と使用済燃料プール内ラック間の燃料集合体，キャスクへの使用済燃料集合体の移動作業を行う。原
子炉建屋クレーンにおいては，キャスクの移動，プラント定検時の原子炉建
屋原子炉棟 6 階床面における各機器の配置変更，搬入及び搬出を行う。

東海第二発電所の現場状況を以下に示す。

別添 1-644

原子炉建屋クレーン

原子炉建屋原子炉棟 6 階西側

原子炉建屋原子炉棟 6 階平面図

原子炉建屋原子炉棟 6 階東側

燃料取替機

第 3.2－1 図原子炉建屋原子炉棟 6 階床面概要

別添 1-745燃料取替機本体

燃料集合体

制御棒

第 3.2－2 図

燃料取扱機本体及び取扱重量物

原子炉建屋クレーン本体

キャスク

第 3.2－3 図

キャスク吊具

使用済燃料プールゲート

原子炉建屋クレーン本体及び取扱重量物
別添 1-846

第 3.2－1 表

評価フローⅠの抽出結果（詳細）（その 1）

番
号

番
抽出項目

詳細

号

抽出項目

屋根トラス，耐震壁等
1

原子炉建屋原子炉棟

詳細
キャスク

照明

キャスク吊り具

クレーンランウェイガータ

ドライキャスク

10

キャスク

2

燃料取替機

燃料取替機

3

原子炉建屋クレーン

原子炉建屋クレーン

固体廃棄物移送容器

使用済燃料プール用ジブクレーン

固体廃棄物移送容器用垂直吊り具

45

その他クレーン

PCV（取扱具含む）（取扱具含む）新燃料検査台（R/B 用）PCV ヘッド

照明用トランス

PCV ヘッド吊り具

照明用分電盤RPV ヘッド

チャンネンル着脱機制御盤（＋スタッドボルトテンショナ）
6

RPV（取扱具含む）

RPV ヘッドフランジガスケット
ミラーインシュレーション
スタッドボルト着脱装置

7

内挿物（取扱具含
む）

作業用分電盤
11

電源盤類

9

プール内ラック類

プールゲート類

中継端子箱
原子炉建屋クレーン電源切替盤，操作盤

ミラーインシュレーションベロー

水中照明電源箱

ドライヤ

シッピング用操作盤部

セパレータ

シッピング動力盤

シュラウドヘッドボルト

開閉器

シュラウドヘッドボルトレンチ

キャスクピット排水用電源盤

D/S 吊り具

手摺り（除染機用レール含む）

MS ラインプラグ

可動ステージ開放用ホイスト架台

12

MSLP 用電源箱
MSLP 用空気圧縮機

フェンス・ラダー
類

原子炉ウェル用梯子
DSP 昇降梯子

MSLP 用電動チェーンブロック

パーテーション

マルチストロングバック

集塵装置（収納コンテナ含む）

燃料集合体

DSP パッキン用減圧器

チャンネル着脱機

酸化膜厚測定装置

D/S 水中移動装置

水中テレビ制御装置

13

装置類

ブレードガイド貯蔵ラック

8

ドライキャスク吊り具

燃料付着物採取用装置（本体，ポール，ヘッド）チャンネル貯蔵ラック

水位調整装置

使用済燃料貯蔵ラック

リークテスト測定装置

制御棒・破損燃料貯蔵ラック

SFP ゲート用架台

LPRM 収納缶置台

工具類

制御棒ハンガ大型セイバーソー

燃料プールゲート（大）遮へい体

燃料プールゲート（小）防炎シート類

キャスクピットゲート

14

作業用機材類

足場材
水中簡易清掃装置保管箱
局所排風器
ウェル用資機材
ローリングタワーフィルタ収納容器
LPRM 収納箱

別添 1-947

第 3.2－2 表

評価フローⅠの抽出結果（詳細）（その 2）

番
号

番
抽出項目

詳細

号

抽出項目

テント

空調機
18

酸化膜厚痩測定装置架台

空調機

工具箱（引き出しタイプ）鋼製

15

作業用機材類

常設スプレイヘッダ
配管

水中カメラ支持ポール

チェッカープレートチャンネル固縛仮置き架台

非常用誘導灯

NFV 用吊り具ワイヤ

消火設備

除染ピット用クーラー

掲示板

スポットクーラー

ガラス

注水ユニットダクト

キャスク底部固定金具

ブローアウトパネル

足場収納箱

ケーブル

差圧計

救命用具

エリアモニタ

定検資機材

プロセスモニタ

RCW サージタンク

ページング

時計

固定電話

手摺り収納箱

監視カメラ

ステップ

IAEA カメラ

カメラケース

使用済燃料プール温度計

カメラ用架台

使用済燃料プール水位計

ペリスコープ用架台

水素濃度計

キャビネット（コンテナ類含む）

DS プールレベルスイッチ（保管箱含む）

20

RCW サージタンク液位計

16

重大事故等対処設備

グラップル収納箱

計器・カメラ・
通信機器類

FHM 操作室空調機
静的水素再結合装置

19

ドロップライト収納箱

14

詳細

その他

使用済用垂直吊具アーム収納箱（NFT）
安全帯用ポール及び連結板

地震計

内蓋吊金具収納箱

テンショナ用テストブロック

垂直吊具エアー操作ユニット

スタッドボルト試験片リークテスト測定装置ホース収納箱

試験・検査用機材

FHM 用テストウェイト

蓋仮置き台

類

シッパーキャップ架台

フランジプロテクター（16 キャップ含む）
シッピング装置架台

17

蓋吊具（DC 用，NFT 用）

可動ステージ

ボンベ台車

キャスク除染ピットカバー

収納缶（冷却用）

DS プールカバー

ハンドリフター（2t）原子炉ウェルシールドプラグ

加圧タンク

コンクリートプラ

スキマサージタンク用コンクリートプラグ

ヘリオット

グ・ハッチ類SFP スロットプラグ

位置決めラグ

SFP スロットプラグ吊り具

RPV ヘッド架台

DSP スロットプラグ

真空乾燥装置DSP スロットプラグ吊り具

新燃料容器

新燃料貯蔵庫コンクリートプラグ

コンテナ用枕木FPCF/D コンクリートプラグ

CUW

F/D コンクリートプラグ

別添 1-1048

4

使用済燃料プールへの落下を検討すべき重量物の抽出

4.1

評価フローⅡ（使用済燃料プールへの落下を検討すべき重量物の抽出）の
考え方

4.1.1

設置状況による抽出使用済燃料プールとの離隔距離や設置方法等を考慮して，使用済燃料プール内に落下するおそれがあるものを検討要，それ以外を検討不要の重量物として抽出する。

4.1.2

落下エネルギーによる選定

4.1.1「設置状況による抽出」にて検討要となった重量物について，落下エ
ネルギーを算出し，気中落下試験時の燃料集合体の落下エネルギー（約15.5kJ ※ ）を超える重量物となる設備等を検討要，それ以外を検討不要の重量物として抽出する。

※

燃料集合体の落下を想定した場合でも使用済燃料プールライニングの健全性は確保されることから，燃料集合体と同等の落下エネルギーを選定の目安とした。詳細は，燃料集合体落下時の使用済燃料プールライニ
ングの健全性について（別紙 1）参照。

（落下エネルギーの算出方法）
E ＝ m × g × h
E：落下エネルギー［J］
m：質量［kg］
g：重力加速度［m/s2 ］
h：落下高さ［m］
別添 1-1149

ここで，落下高さは，各設備等の最大吊り上げ高さ（＝フック最高高さ－
プール最深床高さ－吊荷本体高さ）とし，基準面は使用済燃料プール最深床高さとする。
原子炉建屋クレーンレール

原子炉建屋クレーントロリ

フック最高高さ
吊荷本体高さ吊荷

Ｄ／Ｓプール

使用済燃料
プール

落下高さ
（最大吊上げ高さ）

基準面(使用済燃料プール最深床高さ)

第 4.1－1 図

4.1.3

落下高さ算出概要

落下防止対策の要否判断が必要となる重量物の算出

4.1.1「設置状況による抽出」及び 4.1.2「落下エネルギーによる抽出」により，検討要になるものを，評価フローⅢで使用済燃料プールへの落下防止対策の要否判断が必要となる重量物として抽出する。

別添 1-1250

4.2

評価フローⅡの抽出結果

4.2.1

設置状況による抽出結果

設置位置については，手摺りにより区画された外側に配置されていれば，使用済燃料に容易に落下することはないと考えられる。したがって，手摺りにより区画された外側に配置されていることで，使用済燃料プールとの離隔を確保していることとする。
下記項目の設備等は，使用済燃料プールの手摺りの外側に設置されており，使用済燃料プールとの離隔が確保されているとともに，設置方法として，転倒防止対策（電源盤類，空調機については，床面や壁面にボルト等にて固定
または固縛）がとられており，仮に地震等により損壊・転倒したとしても使用済燃料プールまでの離隔がとられていることから，落下は防止される（詳細は，使用済燃料プールと原子炉建屋原子炉棟 6 階床面上設備との離隔概要について（別紙 2）参照）。
＜検討不要となる項目 ※ ＞
・⑤PCV（取扱具含む）
・⑪電源盤類・⑱空調機
・⑲重大事故等対処設備※各項目の詳細は第 3.2－1 表及び第 3.2－2 表を参照

使用済燃料プール周り（全体）

使用済燃料プール周り（手摺り）

別添 1-1351

4.2.2

落下エネルギーによる抽出結果

4.1.1「設置状況による抽出」に示す落下エネルギーの算出方法により算出された落下エネルギーが気中落下試験時の燃料集合体の落下エネルギーより小さくなり，検討不要となる。

＜検討不要の項目 ※ ＞
・⑧プール内ラック類
・⑭作業用機材類
・⑮計器・カメラ・通信機器類※各項目の詳細は第 3.2－1 表及び第 3.2－2 表参照

上記項目の設備等は，使用中に仮に使用済燃料プールへ落下した場合においても，その落下エネルギーは気中落下試験時の燃料集合体の落下エネルギ
ーより小さいことから，検討不要とした。

別添 1-1452

4.2.3

落下防止対策の要否判断が必要となる重量物の抽出結果

4.2.1「設置状況による抽出」及び 4.2.2「落下エネルギーによる抽出」により検討要になる重量物として抽出した項目を下記に示す。
これらの項目は，落下により使用済燃料プールの機能を損なうおそれがあることから，後段の評価フローⅢで使用済燃料プールへの落下防止対策の要否判断を実施する。
＜検討要となる項目 ※ ＞
・①原子炉建屋原子炉棟

・②燃料取替機

・③原子炉建屋クレーン

・④その他クレーン類

・⑥RPV（取扱具含む）・⑦内挿物（取扱具含む）・⑨プールゲート類

・⑩キャスク・⑫フェンス・ラダー類

・⑬装置類

・⑯試験・検査用資材

・⑰コンクリートプラグ・ハッチ類

・⑳その他※各項目の詳細は第 3.2－1 表及び第 3.2－2 表を参照

原子炉建屋原子炉棟（天井面）

原子炉建屋原子炉棟（壁面）

別添 1-1553

5.

落下防止対策の要否判断

5.1

評価フローⅢ（落下防止対策の要否判断）の考え方
評価フローⅡで検討要として抽出した重量物について，使用済燃料プール

への落下原因に応じて，落下防止措置を適切に実施する設計とする。
抽出した設備等に対する落下原因及び落下防止対策の整理について
第 5.1－1 表に示す。

第 5.1－1 表

抽出した設備等に対する落下原因及び落下防止対策の整理
該当する落下原因（ａ～ｄ）及び落下対策（①～③）
ｂ．吊荷取扱装置の故障等

ｃ．吊荷取扱装置の誤操作

ｄ．吊荷取扱設
備の待機位置等

抽出した設備等※ａ．地震による設備等の損
壊
①

②

③

②

③

③

原子炉建屋原子炉棟

○

―

―

―

―

―

燃料取替機

○

―

○

―

○

○

原子炉建屋クレーン

○

―

○

―

○

○

その他クレーン類

○

○

○

○

○

―

RPV（取扱具含む）

―

○

○

○

○

―

内挿物（取扱具含む）

○

○

○

○

○

―

プールゲート類

―

○

○

○

○

―

キャスク（取扱具含む）

―

○

○

○

○

○

フェンス・ラダー類

―

○

○

○

○

―

装置類

―

○

○

○

○

―

試験・検査用機材類

―

○

○

○

○

―

コンクリートプラグ・ハッチ
類

―

○

○

○

○

―

その他

―

○

○

○

○

―

※項目の詳細は表３参照

ここで，吊荷取扱設備とは，燃料取替機及び原子炉建屋クレーンであり，吊荷取扱装置とは，吊荷取扱設備に設けている安全装置等をいう。
上記落下防止対策①～③については，具体的に以下により確認する。

①

耐震性確保による落下防止対策
原子炉建屋原子炉棟，燃料取替機及び原子炉建屋クレーンについて，基準地震動 Ss に対する耐震評価により壊れて落下しないことを確認し，落下防止のために必要な構造強度を有していることを確認する。
また，使用済燃料プール周辺に常設している重量物は，落下防止のために必要な構造強度を有していることを確認する。
別添 1-1654②

設備構造上の落下防止対策
クレーンの安全機能として，燃料取替機にはフック外れ止め，ワイヤロ
ープ二重化，フェイルセーフ機構等の設備構造上の落下防止措置が，原子炉建屋クレーンにはフック外れ止め，フェイルセーフ機構（ワイヤロープ
ストッパ機構含む）等の設備構造上の落下防止措置が適切に講じられている設計とする。

③

運用状況による落下防止対策
クレーン等安全規則に基づく点検，安全装置の使用，クレーンの有資格
者作業等の要求事項対応による落下防止措置が適切に実施されていることを確認する。
また，燃料取替機及び原子炉建屋クレーンの使用済燃料プール外への待機運用，原子炉建屋クレーンの可動範囲制限及び使用済燃料プール周りの異物混入防止対策により，落下防止措置が適切に実施されていることを確認する。

別添 1-1755

5.2

評価フローⅢの評価

5.2.1

耐震性確保による落下防止対策(1)

原子炉建屋原子炉棟及び使用済燃料プール上部にある常設設備
原子炉建屋原子炉棟については，6 階床面（EL.46.5m）より上部の鉄筋
コンクリート造の壁および鉄骨造の屋根トラス，屋根面水平ブレース等を線材，面材により立体的にモデル化した立体架構モデルを作成し，基準地
震動 Ss に対する評価を行い，屋根トラスにおいて水平地震動と鉛直地震動を同時に考慮した発生応力が終局応力を超えず，使用済燃料プール内に落下しないことを設計とする。なお，屋根については鋼板（デッキプレート）の上に鉄筋コンクリート造の床を設けた構造となっており，地震による剥落はない。原子炉建屋原子炉棟 6 階床面より上部を構成する壁は鉄筋
コンクリート造の耐震壁であり，6 階床面より下部の耐震壁とあわせて基準地震動 Ss に対して落下しない設計とする。
なお，使用済燃料プール上部にある常設設備としては天井照明があるが，その落下エネルギーは気中落下試験時の燃料集合体の落下エネルギーより小さいため，評価フローⅡにおいて検討不要としている。

概略断面図
第 5.2－1 図

屋根トラス詳細評価モデル
原子炉建屋原子炉棟屋根評価モデル
別添 1-18

56

(2)

燃料取替機
燃料取替機 ※ は，使用済燃料プール，原子炉ウェル及びＤ／Ｓプールをまたぐレール上を走行する取替機であり，浮上りによる脱線を防止するため，脱線防止装置を設置する。脱線防止装置は，走行レールの頭部を脱線防止装置にて抱き込む構造であり，燃料取替機の浮上りにより走行，横行レー
ルより脱線しない構造とする。
燃料取替機は，想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地震動 Ss に対して使用済燃料プールに落下しない設計とする。

※

耐震性評価においては燃料取替機の使用済燃料プール上で取り扱う吊荷となる項目全てを包絡する重量とする。

○燃料集合体○ブレードガイド○制御棒

等

燃料取替機本体及びレールの詳細図面を以下に示す。

燃料取替機本体

走行レール断面

走行レール上面

第 5.2－2 図

燃料取替機本体及び走行レール詳細
別添 1-1957

ａ．燃料取替機の落下防止対策
燃料取替機は，想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地震動 Ss に対して使用済燃料プールに落下しない設計とする。
以下に，耐震性評価方法を示す。耐震性評価結果については，工事計画
認可申請書にて示す。
(a)

評価方法
解析モデルとして燃料取替機の 3 次元はりモデルを作成し，時刻歴応答解析にて評価する。

(b)

評価部材
ｉ．燃料取替機本体（構造物フレーム）ⅱ．トロリ脱線防止ラグ
ⅲ．ブリッジ脱線防止ラグ
ⅳ．走行レール

第 5.2－3 図

燃料取替機解析モデル（イメージ）

別添 1-2058

ｉ．燃料取替機本体（構造物フレーム）
燃料取替機本体（構造物フレーム）は，想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地震動 Ss に対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。
ⅱ．トロリ脱線防止ラグ
ブリッジ上部のトロリ横行用レールの頭部をトロリ脱線防止ラグ（両爪タイプ）及びトロリ脱線防止ラグ（片爪タイプ）つめ部にて両側から抱き込む構造とし，トロリが浮上り，横行レールより脱線しない構造とする。
本装置は，想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，
基準地震動 Ss に対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。
ⅲ．ブリッジ脱線防止ラグ
原子炉建屋原子炉棟 6 階床面上の走行用レールの頭部をブリッジ
脱線防止ラグ（両爪タイプ）つめ部にて両側から抱き込む構造とし，
燃料取替機が浮上り，走行レールより脱線しない構造とする。
本装置は，想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，
基準地震動 Ss に対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。
ⅳ．走行レール
走行レールは原子炉建屋原子炉棟 6 階床面に設置され，本レールが破損した場合，燃料取替機本体が使用済燃料プールに落下することを防止するため，想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地震動 Ss に対して使用済燃料プールへの落下を防止す
る設計とする。
別添 1-2159

ｂ．吊荷の落下防止対策
燃料取替機により，吊荷を扱う際，地震により吊荷が落下する事象として，ワイヤロープやフックの破断，ブレーキの滑りが考えられるため，
ワイヤロープ，フック及びブレーキは，想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても基準地震動 Ss に対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。
以下に，ワイヤロープ，フック及びブレーキに対する耐震性評価方法を示す。耐震性評価結果については，工事計画認可申請書にて示す。
(a)

評価方法
燃料取替機本体評価モデルをベースとし，ワイヤ部に非線形ばね要素を設定した時刻歴解析を実施し，全時刻での発生荷重の最大値から，クレーン吊具各部の強度評価を実施する。

(b)

評価条件
・ワイヤロープ，フック及びブレーキの吊荷重は，時刻歴解析より算出した荷重を用いる。
・ワイヤロープ，フックは，定格荷重に対する引張強さ（Su）による安全率を評価基準値として設定し，算出荷重と比較する。
・ブレーキは，制動トルクと定格荷重時の負荷トルクの比率を評価基準値として設定し，算出荷重と比較する。

評価については，重量物の吊荷作業にて使用する全てのホイスト（主ホイスト，モノレールホイスト及びフレームホイスト）について，ワ
イヤロープ，フック及びブレーキの評価を実施し，各部位における耐震性を確認する。
補足説明資料 1 に，主ホイストにおける評価例を示す。
別添 1-2260

(3)原子炉建屋クレーン
原子炉建屋クレーン ※ は，原子炉建屋原子炉棟内壁に沿って設置された
走行レール上を走行するクレーンであり，浮上りによる脱線を防止するため，脱線防止装置を設置する。脱線防止装置は，ランウェイガータ当り面，横行レールに対し，浮上り代を設けた構造であり，クレーンの浮上りにより走行，横行レールより脱線しない構造としている。
原子炉建屋クレーンは，想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地震動 Ss に対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。

※

耐震性評価においては原子炉建屋クレーンの使用済燃料プール上で取り扱う吊荷は，下記のように燃料取替機によりつられる項目を包絡する重量とする。

○キャスク○プールゲート○燃料集合体等

等

原子炉建屋クレーン本体の詳細図面を以下に示す。

第 5.2－4 図

原子炉建屋クレーン本体
別添 1-2361

ａ．原子炉建屋クレーンの落下防止対策
原子炉建屋クレーンは，下部に設置された上位クラス施設である使用済燃料プールに対して，波及的影響を及ぼさないことを確認することか
ら，想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地震動 Ss
に対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。耐震性評価
結果については，工事計画認可申請書にて示す。
(a)

評価方法
解析モデルとして原子炉建屋クレーンの 3 次元はりモデルを作成し，
時刻歴応答解析にて評価する。

(b)

評価部材
ｉ．クレーン本体ガーダ
ⅱ．脱線防止ラグ
ⅲ．トロリストッパ

第 5.2－5 図

原子炉建屋クレーン解析モデル（イメージ）

別添 1-2462

ｉ．クレーン本体ガーダ
原子炉建屋クレーン本体ガーダは，原子炉建屋クレーンが想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地震動 Ss に対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。

ⅱ．脱線防止ラグ
走行脱線防止ラグは，ランウェイガーダ当り面に対し浮上り代を設けた構造とし，原子炉建屋クレーンが浮上り，ランウェイガーダ
より脱線しない構造とする。
脱線防止ラグは，原子炉建屋クレーンが想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地震動 Ss に対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。

ⅲ．トロリストッパ
トロリストッパは，横行レールに対し浮上り代を設けた構造とし，トロリが浮上り，横行レールより脱線しない構造としている。
トロリストッパは，原子炉建屋クレーンが想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地震動 Ss に対して使用済燃料
プールへの落下を防止する設計とする。

別添 1-2563

ｂ．吊荷の落下防止対策
原子炉建屋クレーンにより，吊荷を扱う際，地震により吊荷が落下する事象として，ワイヤロープやフックの破断，ブレーキの滑りが考えられるため，脱線防止ラグは，原子炉建屋クレーンが想定される最大重量の吊荷を吊った状態においても，基準地震動 Ss に対して使用済燃料プールへの落下を防止する設計とする。
以下に，ワイヤロープ，フック及びブレーキに対する耐震評価方法を示す。耐震評価結果については，工事計画認可申請書にて示す。
(a)

評価方法
原子炉建屋クレーン本体評価モデルをベースとし，ワイヤ部に非線形ばね要素を設定した時刻歴解析を実施し，全時刻での発生荷重の最大値から，クレーン吊具各部の強度評価を実施する。

(b)

評価条件
・ワイヤロープ，フック及びブレーキの吊荷重は，時刻歴解析より算出した荷重を用いる。
・ワイヤロープ，フックは，定格荷重に対する引張強さ（Su）による安全率を評価基準値として設定し，算出荷重と比較する。
・ブレーキは，制動トルクと定格荷重時の負荷トルクの比率を評価基準値として設定し，算出荷重と比較する。

評価については，重量物の吊荷作業にて使用する全てのホイスト（主ホイスト及びモノレールホイスト）について，ワイヤロープ，フック
及びブレーキの評価を実施し，各部位における耐震性を確認する。
補足説明資料 2 に，主巻における評価例を示す。

別添 1-2664

5.2.2設備構造による落下防止対策

(1)

燃料取替機
使用済燃料プール上において，燃料取替機で扱う吊荷の作業を行う際に，使用済燃料プール内に吊荷が落下するのを防止する対策を以下に示す。

ａ．駆動電源の喪失対策
燃料取替機は，動力源喪失時に自動的にブレーキがかかる設計とする。
動力電源喪失により非励磁となった場合のブレーキ機能について以下に示す。
(a)

動力電源喪失時のブレーキ機能について
非励磁時のブレーキ機能の概要を第 5.2－6 図に示す。燃料取替機のブレーキは，動力電源喪失時においても第 5.2－6 図の①，②に示すように，スプリングにより機械的にブレーキ力を維持するフェイルセーフ設計とする。

※非励磁時のブレーキ機能について①制御電源が落ち，コイル部（青塗り部）が非励磁になると，アーマ
チュア（赤塗り部）との間に吸引力が喪失する。
②ブレーキスプリング（緑塗り部）の力によりアーマチュアがインナーディスク及びアウターディスク（黄色部）を押さえつける。

第 5.2－6 図

直流電磁ブレーキの概要

別添 1-2765

(b)駆動用空気喪失時のブレーキ機能について
燃料つかみ具機構の概要について第 5.2－7 図に示す。また，燃料つかみ具機構の駆動用空気喪失時のブレーキ機能を以下に示す。

①

燃料つかみ具の操作用圧縮空気が喪失した場合でも，フックがつかみ方向に動作するようバネを内蔵するフェイルセーフ設計とする。

②

燃料が吊られている状態では，メカニカルインターロックカム構造により，燃料集合体は外れない設計とする。

③

燃料つかみ具に燃料集合体の荷重があってもフック閉信号が出ていない場合には，燃料集合体を確実につかんでいないものとして吊り上げができないようインターロックを設ける。

第 5.2－7 図

燃料つかみ具機構概要

別添 1-2866

ｂ．ワイヤロープ 2 重化対策
ワイヤロープを 2 重化することで，仮にワイヤロープが 1 本切れた場
合でも，残りのワイヤロープ ※ で重量物が落下せず，安全に保持できる設計とする。
※ ワイヤロープ 1 本の耐荷重は約 9.7t であり，燃料集合体の 1 体の重量（約 300kg）
は十分に保持可能である。

第 5.2－8 図

燃料取替機ワイヤロープ 2 重化構造

ｃ．速度制限燃料取替機は，操作員からの入力指示に従い，計算機システムより駆動制御装置に運転指令を与え，一連の燃料取替作業を自動的に行える機能を有しており，この駆動を制御するための駆動制御装置及び駆動制御
装置に指令を与える判断装置としての計算機システムにより，速度制限を行い，誤動作等による吊荷の振れを抑制し，吊荷の落下を防止している。
具体的には，運転員の入力指示に従い，計算機が安全な移送ルート，
及び速度パターンを決定し，運転指令信号を出力することで，ブリッジ等を駆動し，速度制限による運転が行われる。
別添 1-2967この他，手動による操作も可能であり，本操作時においても運転速度は制限され，誤操作等による吊荷の振れを抑制し，吊荷の落下を防止す
る設計とする。
各運転操作における運転速度は以下に示すとおりとなる。

第 5.2－1 表
運転モード
自動
半自動
手動

速度設定

ブリッジ

運転速度
トロリ

単位：m/min
主ホイスト

－
押ボタン
1 ノッチ
2 ノッチ
3 ノッチ

トロリホイスト及びフレームホイストについては，ペンダントにより高速（m/min），低速（
m/min）の選択が可能。

ｄ．過巻防止主ホイスト，トロリホイスト及びフレームホイストには，過度の巻上げが発生すると巻上げ動作を自動停止させるために，過巻防止装置（リミットスイッチ）を設けており，過巻による吊荷の落下を防止する設計とする。

別添 1-3068

(2)原子炉建屋クレーン
使用済燃料プール上において，原子炉建屋クレーンで扱う吊荷の作業を行う際に，使用済燃料プール内に吊荷が落下するのを防止する対策を以下に示す。

ａ．駆動電源の喪失対策
原子炉建屋クレーンは，動力源喪失時にて自動的にブレーキがかかる設計とする。動力電源喪失により非励磁となった場合のブレーキ機能について以下に示す。
(a)

動力電源喪失時のブレーキ機能について
非励磁時のブレーキ機能の概要を第 5.2－9 図に示す。原子炉建屋
クレーンのブレーキは，動力電源喪失時においても第 5.2－9 図の①，②に示すように，スプリングにより機械的にブレーキ力を維持するフェイルセーフ設計とする。

※非励磁時のブレーキ機能について①制御電源が落ち，電磁石コイルが非励磁になると，バネ（赤塗り部）の力によりブレーキドラム（黄色部）をブレーキ
ライニング（青部）が挟み込み，強力な制動力を発生する。

第 5.2－9 図

電磁ブレーキ構造

別添 1-3169

ｂ．主巻ワイヤロープストッパ方式及びフックの外れ止め金具
主巻のイコライザハンガをストッパ方式にすることで，仮にワイヤロープが切れた場合でも重量物が落下せず，安全に保持できる構造となっている。
また，フックには，外れ止め金具が装備されており，フックとワイヤ
ロープが外れて重量物が落下しない設計となっている。

イコライザハンガ構造図

ストッパ方式概念図

主巻フック構造図

第 5.2－10 図

イコライザハンガ及び主巻フック構造

別添 1-3270

ｃ．速度制限
原子炉建屋クレーンの主巻は操作室からの操作が可能であり，補巻は操作室からの操作とクレーンから懸垂された押しボタンスイッチによるペンダント操作が可能である。操作室で操作する場合は，低速－高速の切替運転，ペンダント操作による運転では，可変抵抗器により 10 段階速度で運転が可能である。
また，モノレールホイストについては，クレーンから懸垂された押しボタンスイッチによるペンダント操作が可能である。
各運転操作における運転速度は以下に示すとおりとなる。
第 5.2－2 表

運転速度

主巻及び補巻
運転操作

操作室操作
高速
低速

単位：m/min
ペンダント操作
速度／可変抵抗器目盛

主巻
補巻
横行
走行
モノレールホイスト
運転操作
巻上機
横行

単位：m/min
ペンダント操作

運転操作における各設備操作の運転速度制限により，誤操作等による吊荷の振れを抑制し，吊荷の落下を防止している。

ｄ．過巻防止主巻，補巻，モノレールホイスト巻上装置には，過度の巻上げが発生すると巻上げ動作を自動停止させるために，過巻防止装置（リミットスイッチ）を設けることにより，過巻による吊荷の落下を防止する設計とする。
別添 1-3371

5.2.3運用による落下防止対策(1)

法令点検等による落下防止措置
クレーン等安全規則には，点検の実施や玉掛け作業は有資格者が実施することなどが規定されている。原子炉建屋クレーンによる燃料集合体や内挿物の移送作業においても，この規定に基づく作業前点検等を行い，クレーンや玉掛用具の故障や不具合によって取扱工具などが使用済燃料プールに落下することを防止する設計とする。
また，燃料取替機においても，作業前点検等を実施することにより，原子炉建屋クレーン同様，取扱工具などが使用済燃料プールに落下することを防止する設計とする。

クレーン等安全規則（抜粋）
第二章 クレーン
第三節 定期自主検査等（定期自主検査）第三十四条 事業者は，クレーンを設置した後，一年以内ごとに一回，定期に，当該ク
レーンについて自主検査を行なわなければならない。ただし，一年をこえる
期間使用しないクレーンの当該使用しない期間においては，この限りでない。
２
事業者は，前項ただし書のクレーンについては，その使用を再び開始する
際に，自主検査を行なわなければならない。
３
事業者は，前二項の自主検査においては，荷重試験を行わなければならない。ただし，次の各号のいずれかに該当するクレーンについては，この限りでない。
一 当該自主検査を行う日前二月以内に第四十条第一項の規定に基づく荷重試験を行ったクレーン又は当該自主検査を行う日後二月以内にクレーン検査証の有効期間が満了するクレーン
二 発電所，変電所等の場所で荷重試験を行うことが著しく困難なところに設置されており，かつ，所轄労働基準監督署長が荷重試験の必要がないと認めたクレーン
４
前項の荷重試験は，クレーンに定格荷重に相当する荷重の荷をつって，つり上げ，走行，旋回，トロリの横行等の作動を定格速度により行なうものとする。
第三十五条 事業者は，クレーンについて，一月以内ごとに一回，定期に，次の事項について自主検査を行なわなければならない。ただし，一月をこえる期間使用
しないクレーンの当該使用しない期間においては，この限りでない。
一 巻過防止装置その他の安全装置，過負荷警報装置その他の警報装置，ブレーキ及びクラツチの異常の有無
二 ワイヤロープ及びつりチエーンの損傷の有無
三 フック，グラブバケツト等のつり具の損傷の有無
四 配線，集電装置，配電盤，開閉器及びコントローラーの異常の有無
五 ケーブルクレーンにあっては，メインロープ，レールロープ及びガイロー
プを緊結している部分の異常の有無並びにウインチの据付けの状態

別添 1-3472

（作業開始前の点検）第三十六条 事業者は、クレーンを用いて作業を行なうときは、その日の作業を開始す
る前に、次の事項について点検を行なわなければならない。
一 巻過防止装置、ブレーキ、クラツチ及びコントローラーの機能
二 ランウエイの上及びトロリが横行するレールの状態
三 ワイヤロープが通っている箇所の状態
第八章 玉掛け
第一節 玉掛用具（作業開始前の点検）
第二百二十条 事業者は、クレーン、移動式クレーン又はデリツクの玉掛用具であるワ
イヤロープ、つりチエーン、繊維ロープ、繊維ベルト又はフック、シャッ
クル、リング等の金具（以下この条において「ワイヤロープ等」という。）
を用いて玉掛けの作業を行なうときは、その日の作業を開始する前に当該
ワイヤロープ等の異常の有無について点検を行なわなければならない。
２
事業者は、前項の点検を行なつた場合において、異常を認めたときは、直ちに補修しなければならない。
第八章 玉掛け
第二節 就労制限（就労制限）
第二百二十一条 事業者は、令第二十条第十六号に掲げる業務 ※ （制限荷重が一トン以上の揚貨装置の玉掛けの業務を除く。）については、次の各号のいずれかに該当する者でなければ、当該業務に就かせてはならない。
一 玉掛け技能講習を修了した者
二 職業能力開発促進法（昭和四十四年法律第六十四号。以下「能開法という。）第二十七条第一項の準則訓練である普通職業訓練のうち、職業能力開発促進法施行規則（昭和四十四年労働省令第二十四号。以下「能開法規則」という。）別表第四の訓練科の欄に掲げる玉掛け科の訓練（通信の方法によって行うものを除く。）を修了した者
三 その他厚生労働大臣が定める者※令第二十条第十六号に掲げる業務とは，つり上げ荷重が一トン以上のク
レーンの玉掛けの業務が含まれる。

(2)

吊荷取扱設備の待機場所等による落下防止措置
燃料取替機及び原子炉建屋クレーンは，通常時，使用済燃料プール上への待機配置を行わないこととし，使用済燃料プール上に落下することを防止する設計とする。また，原子炉建屋クレーンを使用した吊荷作業時においては，可動範囲をインターロックにより制限することで，吊荷等が使用済燃料プールに落下することを防止する設計とする。
別紙 3 に燃料取替機及び原子炉建屋クレーンにおける待機場所等について，別紙 4 に原子炉建屋クレーンのインターロックについて示す。

別添 1-3573

(3)異物混入防止対策による落下防止措置
使用済燃料プールは，異物混入防止エリアを設置することで，異物混入による使用済燃料プールの損傷を未然に防止することとしている。管理項
目として，出入口は原則１箇所とし，作業員による当該エリアでの物品の持込み，持出しについては監視員による確認等を行い，不要物品等の持込みを制限することで，落下防止対策が図られている。
別紙 5 に使用済燃料プール周辺における異物混入防止エリアの概要を示す。

5.3

評価フローⅢの抽出結果

5.3.1

落下防止対策を実施することにより落下評価が不要となるもの

評価フローⅡで検討要となった重量物について，5.2.1「耐震評価による落下防止対策」，5.2.2「設備構造による落下防止対策」，及び 5.2.3「運用による落下防止対策」を実施することで，使用済燃料プールへの落下時影響評価は不要とする。

別添 1-36

74

6.
(1)

重量物の評価結果
評価結果
使用済燃料プールへの落下時影響評価が必要な重量物の評価結果について第 6.1－1 表に示す（抽出した機器の重量は，系統設計仕様書，機器設計
仕様書，外形図，構造図及び製作図を参照した）。

(2)

まとめ
今回新たに追加された重量物落下に関する規制要件への適合状況を確認するため，「2．使用済燃料プールへの落下を検討すべき重量物の抽出」に基づき，落下時影響評価が必要な重量物を選定した。
評価フローⅠ及び評価フローⅡにおいて，使用済燃料プールへの落下により使用済燃料プールの機能を損なうおそれがある重量物として，原子炉
建屋原子炉棟，燃料取替機，原子炉建屋クレーン及び吊荷等の設備を選定した。
評価フローⅢにおいて，設備構造上の落下防止措置の確認及び運用状況の確認を実施し，落下防止対策が適切に実施されていることを確認した。
また，耐震評価による確認として，基準地震動 Ss に対して落下防止のために必要な強度を有する設計とする。
以上のことから，今回新たに追加された重量物落下に関する規制要件について，適合していることを示すことが可能である。
今回抽出した設備等以外の設備等で，今後，使用済燃料プール周辺に設置する，または取り扱う設備等については，本評価フローの考え方に基づき，使用済燃料プールへの落下時影響評価の要否判定を行い，評価が必要となったものに対しては落下時影響評価を行い，必要に応じて適切な落下防止対策を実施する。
別添 1-3775

別添 1-38

76

プール内ラック類

プールゲート類

キャスク

電源盤類

フェンス・ラダー類

装置類

作業用機材類

計器・カメラ・通信機器類

試験・検査用機材類

コンクリートプラグ・ハッチ
類

8

9

10

11

12

13

14

15

16

17

×

○

○

×

×

×

×

○

×

×

×

×

×

○

×

×

×

約 1000kg――

約 7.5t

約 500kg＜300kg＜100kg

約 800 ㎏

約 300 ㎏―

約 120t

約 2.7t

約 7.5ｔ

約 430kg

約 4.6t―

約 1000kg

約 48ｔ

約 23ｔ

特定不可

重量

約 14m

―

―

約 14m

約 14m

約 4m

約 12m

約 12m

約 12m

―

約 14m

約 12m

―

約 12m

約 14m

―

約 17m

約 20m

約 12m

～約 35ｍ

高さ

約 137kJ――

約 1.0MJ

約 69ｋJ＜11.8kJ＜11.8kJ

約 94kJ

約 24kJ―

約 16.5MJ

約 318kJ―

約 50.6kJ

約 631kJ―

約 167kJ

約 9.4MJ

約 2.7MJ

―

×

○

○

×

×

○

○

×

×

○

×

×

○

×

×

○

×

×

×

×

―
○

○
耐震評価
○
耐震評価

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

○
耐震評価

―

―

―

○
耐震評価

○

○
点検

○

○

○

―

○

○

○
点検

○
フェ イル セ ーフ 機構

―

―
―

―

フェ イル セ ーフ 機構

○
点検

○

○

○

―

―

速度 制限 ， 過巻 防止 ，有資格者作業フッ ク外 れ 止め―○―

速度 制限 ， 過巻 防止 ，有資格者作業フッ ク外 れ 止め○

速度 制限 ， 過巻 防止 ，有資格者作業フッ ク外 れ 止め○点検○

フェ イル セ ーフ 機構

―

―

―

○

―

速度 制限 ， 過巻 防止 ，有資格者作業フッ ク外 れ 止め○

フッ ク外 れ 止め○
速度 制限 ， 過巻 防止 ，有資格者作業

―
○

―

―

○
点検

○

速度 制限 ， 過巻 防止 ，有資格者作業フッ ク外 れ 止め――

フェ イル セ ーフ 機構○

フェ イル セ ーフ 機構

―
○
点検

―
○

フェ イル セ ーフ 機構

○
点検

○

速度 制限 ， 過巻 防止 ，有資格者作業フッ ク外 れ 止め○点検○
フェ イル セ ーフ 機構――○

速度 制限 ， 過巻 防止 ，有資格者作業フッ ク外 れ 止め○

フッ ク外 れ 止め

―

○
点検

―

―

フェ イル セ ーフ 機構○

フェ イル セ ーフ 機構○○
速度 制限 ， 過巻 防止 ，有資格者作業

―
○

―
○
点検

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

○
可動範囲制限

―

―

―

―

―

―

○

―

―

○

○

―

―

○

○

―

○

○

―

○

○

―

○

○

○

○

d.吊荷取扱設備の
選定結果
待機位置等
※2
対策③

○
○
使用済燃料プール
有資格者作業外待機○○
使用済燃料プール
有資格者作業
外待機―対策③

速度 制限 ， 過巻 防止 ，有資格者作業フッ ク外 れ 止め

―

―

―

対策②

○
点検

○
点検

―

対策③

c.吊荷取扱装置の誤操作○

フェ イル セ ーフ 機構―

対策②b.吊荷取扱装置の故障等○
耐震評価

選定 a.地震による落下
結果 設備等の破損
エネルギー
対策①

評価フローⅢ
評価③

使用済燃料プールへの落下時影響評価が必要な重量物の評価に関する整理表
評価フローⅡ
評価②【凡例 の説 明】 ○：次 のス テッ プの 評価は 不 要 ×： 次ス テッ プの 評価が 必要 － ：対 象 外又は 評価 不要【評価 フロ ーⅡ による 評価 基準 】 ・評価 ① ：設 置状 況等 により ，使 用済 燃料 プール へ の落下 が想 定さ れない 設備 等は 「○」，落 下 が想定 され る設 備等は 「×」・評 価②： 模擬 燃料 集合体 の落 下エ ネ ルギー ＝15.504kJ（310kg×5.1m×9.80665m/s2）以 上の 場合 は「×」、未 満の 場合は 「○ 」
・選 定結 果： 評価① もし くは 評価 ②が「 ○ 」であ れば 選定 結果を 「○ 」、落 下時 影響 評 価は「 不要 」と する。。選 定結果 が「×」の 場合は 評価 フロ ーⅢに よる 評価 を実 施する 。
【評価 フロ ーⅢ による 評価 基準 】 ・評価 ③ ：a,b,c,d の 落下 原因 に対 して適 切な 落下 防止措 置が 確認 された 場合は「 ○」， それ 以 外は「×」・選 定結 果：a,b,c,d の項 目全て が「 ○」 であれ ば評 価フ ローⅢ の選定結 果を 「○」， 落下時 の影 響評 価は「 不要 」。a,b,c,d の項目 に一つ でも 「×」 があ れば選 定結 果を 「×」，落下時 の影 響評 価「必 要」。
※1 具体的 な設 備は ，別 添資料 4「東 海第二 発電所 使 用済 燃料プ ール への 重量 物落下 に 係る対 象重 量物 の現場 確認 につ いて 」添付 資 料 1 の第 1 表を 参照の こと 。
※2 耐震評 価に よる 確認 をもっ て， 選定 結 果「○ 」と し， 落下時 の影 響評 価を 「不要 」 とする 。

その他

内挿物（取扱具含む）

720

RPV（取扱具含む）

6

空調機

PCV（取扱具含む）

5

重大事故等対処設備

その他クレーン類

419×

原子炉建屋クレーン

3

18

×

燃料取替機

2

×

原子炉建屋

1

配置

抽出した設備等※1

評価①

第 6.1－1 表

番号

評価フローⅠ

不要

不要

不要

不要

不要

不要

不要

不要

不要

不要

不要

不要

不要

不要

不要

不要

不要

不要

不要

不要

落下時の
影響評価※2

評価フローⅣ別紙 1
燃料集合体落下時の使用済燃料プールライニングの健全性について

燃料の貯蔵設備については，「発電用軽水型原子炉施設に関する安全設計審査指針」の指針 49 に以下の記載がある。

指針 49．燃料の貯蔵設備及び取扱設備
２．使用済燃料の貯蔵設備及び取扱設備は，前項の各号に掲げる事項のほか，次の各号に掲げる事項を満足する設計であること。
（４）貯蔵設備は，燃料集合体の取り扱い中に想定される落下時においても，その安全機能が損なわれるおそれがないこと。

使用済燃料プールへの燃料集合体落下については，模擬燃料集合体を用いた
気中落下試験を実施し，万一の燃料集合体の落下を想定した場合においても，
ライニングが健全性を確保することを確認している ※1 。
試験結果としては，ライニングの最大減肉量は初期値 3.85 ㎜に対して 0.7 ㎜であった。また，落下試験後のライニング表面の浸透探傷試験の結果は，割れ等の有害な欠陥は認められず，燃料落下後のライニングは健全であることが確
認された。

※1

「沸騰水型原子力発電所燃料集合体落下時の燃料プールライニングの健全性について」（HLR-050）

別添 1-3977

図 1 は，気中による模擬燃料集合体の落下試験の方法を示したものである。
水中の燃料集合体重量は，本試験で使用した模擬燃料集合体の重量未満であり，燃料集合体の高さについても，本試験の落下高さ未満となっている。また，燃料集合体の落下時は，水の抵抗による減速効果が期待できることから，この試
験は保守的な評価結果となっている。

図1

模擬燃料集合体落下試験方法

図 1 に示す落下試験における模擬燃料集合体質量は，燃料チャンネルボック
スを含めた状態で 310kg と保守的 ※2 であり，燃料落下高さは燃料取替機による燃料移送高さを考慮し，5.1m と安全側である。
※2

東海第二発電所にて取り扱っている燃料集合体質量（燃料チャンネル
ボックス含む）は，310kg 未満であることを確認している。
別添 1-4078

別紙 2
使用済燃料プールと原子炉建屋原子炉棟 6 階床面上設備等との離隔概要について評価フローⅡにおける「設置状況による選定」にて「検討不要」とした各項
目の設備等については，使用済燃料プール手摺り外側にて設置，保管及び取り扱う設備等であり，使用済燃料プールと離隔距離を確保し，使用済燃料プールへ落下するおそれはない。
また，分電盤，制御盤等については，離隔距離を確保し配置されていることに加え，床や壁面にボルト等にて固定または固縛されている設備等であることから，使用済燃料プールへ落下することはない。
表 1 に，評価フローⅡにおける「設置状況による選定」にて検討不要とした設備等の落下防止分類を示し，図 1 にこれら設備等と使用済燃料プールとの配置関係を示す。

別添 1-4179

表 1 評価フローⅡにおける「設置状況による選定」にて検討不要とした設備等の落下防止分類番号

抽出項目

5

PCV（取扱具含む）

11

電源盤類

18

空調機

19

重大事故等対処設備

落下防止

No

詳細

1

PCV ヘッド①

2

PCV ヘッド吊り具①

3

照明用トランス①，②

4

照明用分電盤①，②

5

チャンネル着脱機制御盤①，②

6

作業用分電盤

①，②

7

中継端子箱

①，②

8

原子炉建屋クレーン電源切替盤，操作盤①，②

9

水中照明電源箱①，②

10

シッピング用操作盤部

①，②

11

シッピング動力盤

①，②

12

開閉器

①，②

13

キャスクピット排水用電源盤

①，②

14

空調機

①，②

15

FHM 操作室空調機

①，②

16

静的水素再結合装置①，②

17

常設スプレイヘッダ①，

分類【落下防止分類】①使用済燃料プール周りに設置される手摺りの外側に設置，保管及び扱い②床または壁面への固定

別添 1-4280

図１

使用済燃料プールと周辺設備の配置図

別添 1-4381

別紙 3
燃料取替機及び原子炉建屋クレーンの待機場所について

燃料取替機及び原子炉建屋クレーンは，待機時に使用済燃料プール上へ配置
しない運用とすることで，使用済燃料プールへの落下は防止される。
以下に，東海第二発電所の燃料取替機及び原子炉建屋クレーンの待機位置を示す。

図2

燃料取替機待機位置

別添 1-4482

図3

原子炉建屋クレーン待機位置

別添 1-4583

別紙 4
原子炉建屋クレーンのインターロックについて

原子炉建屋クレーンは，使用済燃料プール上を重量物及びキャスクが走行及び横行できないように可動範囲を制限するインターロックを設けている。

原子炉建屋クレーン走行レール及び横行レールは原子炉建屋原子炉棟運転床
面全域を走行及び横行できるよう敷設されているが，重量物及びキャスクの移送を行う際には，重量物及びキャスクが使用済燃料プール上を通過しないよう，
レールに沿って設置されたリミットスイッチ及びインターロックによる移送範囲の制限により，使用済燃料プールへの重量物及びキャスクの落下を防止する設計とする。
インターロックには 3 つのモードがあり，取り扱う重量物に応じてモード選択を行い，移送範囲を制限することで，使用済燃料プールへの重量物及びキャスクの落下を防止している。
原子炉建屋クレーンの重量物移送及びキャスク移送のインターロックによる移送範囲とリミットスイッチ展開図の関係を図 1，2 に示す。

別添 1-4684図1

原子炉建屋クレーンのインターロック（B モード）による重量物移送範囲とリミットスイッチ展開図

別添 1-4785

図2

原子炉建屋クレーンのインターロック（A モード）によるキャスク移送範囲とリミットスイッチ展開図

別添 1-4886

別紙 5
使用済燃料プール周辺における異物混入防止区域について

東海第二発電所の使用済燃料プール周りは，異物混入防止管理区域に指定されており，運転中及び定検中において，使用済燃料プール周辺で作業を実施す
る際は異物混入防止エリアを設定し，持ち込み物品を制限することで使用済燃料プールへの異物混入による損傷を未然に防止している。

図1

原子炉建屋 6 階異物混入防止管理区域

別添 1-4987

補足説明資料 1
燃料取替機 主ホイスト（ワイヤロープ，グラップルヘッド，ブレーキ）の健全性評価について
1.

評価方法
吊荷位置（上限～下端）でワイヤロープの固有周期が変動するため，ワイヤロープの固有周期帯より，最も大きな震度を床応答スペクトルから算出し，各部に作用する荷重を算出する。当該算出荷重により，各部の強度評価を行うこととする。

2.

評価条件
評価用地震動：基準地震動 Ss
方向：鉛直
吊荷重量：定格荷重
吊荷位置：上下方向床応答スペクトルとワイヤロープの固有周期を考慮し
た位置

3.

評価結果
燃料取替機主ホイスト（ワイヤロープ，グラップルヘッド，ブレーキ）の健全性評価結果は，評価が終了した後，下記表１裕度整理表にて示すこととする。（注１）
表1
設備
燃料取替機

取替機主ホイスト各部 裕度整理表
部位
裕度
※１
（注１）
ワイヤロープ
※１
（注１）
フック
グラップル
※１
ヘッド
シャフト
（注１）
※１
ブレーキ
（注１）

判定基準値
（注１） ※２（注１） ※２（注１） ※２（注１） ※２※１ 燃料取替機のワイヤロープ，フック，シャフトの構造については図 5.2.7 及び図
5.2.8 参照。ブレーキの構造については図 5.2.6 参照。
※２ 本評価結果は，静的荷重によるものであり，地震動による吊荷の衝撃荷重等は考慮しないこととする。

別添 1-5088

補足説明資料 2
原子炉建屋クレーン 主巻（ワイヤロープ，フック，ブレーキ）の健全性評価について
1.

評価方法
原子炉建屋クレーン本体評価モデルをベースとし，ワイヤ部に非線形ばね要素を設定した時刻歴解析を実施し，全時刻での発生荷重の最大値から，クレーン吊具各部の強度評価を実施することとする。

2.

評価条件
評価用地震動：基準地震動 Ss
方向：水平，鉛直
吊荷重量：定格荷重
吊荷位置：上端
トロリ位置：ブリッジ中央

3.

評価結果
原子炉建屋クレーン主巻（ワイヤロープ，フック，ブレーキ）の健全性評
価結果は，評価が終了した後，下記表１裕度整理表にて示すこととする。
（注１）

表2
設備

原子炉建屋クレーン主巻各部 裕度確認整理表
部位
裕度
判定基準値
※１
（注１）
（注１） ※２
ワイヤロープ
原子炉建屋クレーン
フック ※１（注１）（注１） ※２ブレーキ ※１（注１）（注１） ※２※１原子炉建屋クレーンのワイヤロープ，フックについては第 5.2.10 図参照，ブレーキの構造については，図 5.2.9 参照。
※２ブレーキについて，制動力を上回る負荷トルクが発生し，スリップすることが考えられるが，地震による加速度は交番加速度であり，スリップは一時的なものと考えられ，
大きく落下することはない。なお，基準地震動 Ss 時における定格荷重でのすべり量
は，評価にて算出する。

別添 1-5189

補足説明資料 3
燃料取替機及び原子炉建屋クレーンの落下防止対策○燃料取替機
燃料取替機は，走行，横行レールからの浮上りによる脱線を防止するため，脱線防止装置を設置する。脱線防止装置は，レールの頭部を脱線防止装置にて抱き込む構造であり，燃料取替機の浮上りにより走行，横行レールより脱線しない構造とする。
なお，各レールにはレール走行方向に対する脱線を防止するため，ストッパが設置されているが，地震時等に走行，横行レール上を燃料取替機，トロリが滑り，仮に本ストッパが損傷したとしても，走行レールについては建屋壁面との離隔距離より，燃料取替機の全車輪がレールから脱線するおそれは無く，横行レールについては，ブリッジ上部にレールが敷設されており，トロリが脱線したとしても走行レール外側（使用済燃料プールエリア外）へ脱線することか
ら，使用済燃料プールに落下することはない。

図1

燃料取替機走行レールと壁面距離

別添 1-5290

○原子炉建屋クレーン
原子炉建屋クレーンは，走行，横行レールからの浮上りによる脱線を防止するため，脱線防止装置を設置する。脱線防止装置は，ランウェイガーダ当り面，横行レールに対し，浮上り代を設けた構造であり，クレーンの浮上りにより走行，横行レールより脱線しない構造とする。
なお，各レールにはレール走行方向に対する脱線を防止するため，ストッパが設置されているが，地震時等に走行，横行レール上を原子炉建屋クレーン，
トロリが滑り，仮に本ストッパが損傷したとしても，各レールと建屋壁面との離隔距離より，原子炉建屋クレーン，トロリがレールから脱線するおそれは無く，使用済燃料プールに落下することはない。

図2

原子炉建屋クレーン走行，横行レールと壁面距離

別添 1-5391

補足説明資料 4
過去トラブル事例に対する対応状況について

女川原子力発電所 1 号炉及び福島第二原子力発電所 3 号炉 原子炉建屋天

1.

クレ一ン走行部損有事象について

1.1

事象概要
女川原子力発電所 1 号炉の原子炉建屋天井クレーンについて，平成 23 年 9月 12 日に東北地方太平洋沖地震後の走行確認を実施していたところ，異音が確認された。その後の詳細点検において，走行部内部の軸受が損傷していることが確認された（図 1 参照）。原因調査の結果，事象の原因は以下のとおりであった。
・東北地方太平洋沖地震に伴う軸方向の地震荷重により軸受つば部が損傷した。
・損傷したつば部の破片が，軸受コロに挟まれ，その後の当該クレーンの異音調査のための走行に伴い，軸受の損傷が拡大した。
また，本事象の再発防止対策として女川原子力発電所 1 号炉では，当該走行部を含む全ての走行部について，軸方向の荷重影響を受けにくい軸受を採用した新品の走行部に交換している（図 2 参照）。
なお，東北地方太平洋沖地震に伴う類似の事象は福島第二原子力発電所 3号炉においても確認されている（図 3 参照）。

1.2

東海第二発電所への水平展開の必要性について
以下の観点から，本事象の東海第二発電所への水平展開は不要と判断している。

別添 1-5492

・本事象は，原子炉建屋天井クレーン走行部の軸受の一部が損傷していたものであるが，仮に全ての走行部軸受が機能喪失したとしても，東海第二発電所の原子炉建屋クレーンがランウェイ上から落下することはないと考えられる。
・東海第二発電所の原子炉建屋クレーン走行部の軸受については，月次点
検や年次点検時に行う走行確認で異常を検知することが可能であり，異常が検知された場合に当該部を交換することで復旧可能である。
なお，異常発見時，速やかに復旧作業を行うため，軸受については予備品を保有することとしている。

図1

女川原子力発電所 1 号炉

原子炉建屋クレーン走行部等構造図（平成 25 年 11 月 21 日

東北電力プレス資料より抜粋）

別添 1-5593図2

女川原子力発電所 1 号炉

（平成 25 年 11 月 21 日

従来軸受と取替軸受の比較

東北電力プレス資料より抜粋）

図 3 福島第二原子力発電所 3 号炉
（平成 25 年 12 月 25 日

原子炉建屋クレーンの損傷状況について
東京電力プレス資料より抜粋）

別添 1-5694

2．

柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉

原子炉建屋クレーン走行伝動用継手部の破損事象について

2.1

事象概要
柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉の原子炉建屋クレーンについて，平成 19 年 7

月 24 日に新潟県中越沖地震後の設備点検を実施していたところ，走行伝動用継手（以下，ユニバーサルジョイントという。）が南側走行装置と北側走行装置の両側で破損していることを確認した（図 4 参照）。原因調査の結果，事象の原因は以下のとおりであった。
・地震発生時，原子炉建屋クレーンは停止している状態であり，走行車輪
はブレーキ（電動機側に設置されている）が掛かっている状態であった。
・地震動により強制的にクレーン走行方向の力が発生し，走行車輪に回転しようとする力が作用したが，電動機側の回転を阻止する力（ブレーキ）の相反する作用により，走行車輪と電動機をつなぐユニバーサルジョイ
ントに過大なトルクが発生し，破損に至った。

2.2

東海第二発電所への水平展開の必要性について
東海第二発電所は設備構造上の違いからユニバーサルジョイントを使用していないため，水平展開は不要と判断している。

別添 1-5795

図 4 柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉

原子炉建屋クレーンの損傷状況について

別添 1-5896

3.

その他トラブル事例に対する対応状況について

原子炉建屋クレーンに限らず，社外で発生したトラブル事例については，
海外情報を含め，WANO，原子力安全推進協会，BWR 事業者協会等を通じて情報を収集している。
入手した情報については，社内要領に従い，社内検討会にてスクリーニン
グを行い，対応が必要と判断された案件については，当社における現状調査
や予防処置の検討を実施することとしている。トラブル情報の処理フローについて図 5 に示す。
処理方法の詳細については，以下のとおり。

①

発電管理室及び東海第二発電所は，入手したトラブル情報等について，
水平展開要否の検討を行う。また，発電管理室は，検討が必要と判断した場合，東海第二発電所に検討を依頼する。

②

東海第二発電所は，関連室にて「同様・類似設備の有無」，「発生プラン
トで行われた各対策に対する水平展開の要否及びその理由」等について検討し，トラブル検討会にてその妥当性を審議する。

③

発電管理室は，トラブル検討会の審議結果を情報検討会に付議し，東海
第二発電所の審議結果の妥当性を確認する。

④

東海第二発電所は，対策を実施する。

⑤

発電管理室は，トラブル検討が完了したことを管理リストへ反映する。

別添 1-5997

トラブル情報①①
水平展開要否の検討

水平展開要否の検討【発電管理室】【東海第二発電所】

③

②

情報検討会
(1)対策実施方針の検討・確認・調整(2)発電所検討結果の確認・調整

トラブル検討会(1)対策の審議・決定(2)情報の周知【発電管理室】【東海第二発電所】⑤④
管理リストに登録

対策の実施【発電管理室】
図5【東海第二発電所】

トラブル情報の処理フロー

別添 1-6098

補足説明資料 5
新燃料の取り扱いにおける落下防止対策

新燃料は，原子炉建屋クレーン及び燃料取替機にて取り扱われ，原子炉建屋
原子炉棟内に搬入後，検査を行い，所定の場所（新燃料貯蔵庫，又は使用済燃料プール）へ保管され，燃料装荷の際に炉心へと移送される。
新燃料の取り扱いに係る移送フロー及び経路（例）を図 1 に示す。
＜新燃料移送フロー＞① 原子炉建屋 6 階への搬入② 新燃料検査台への移送（バイパスすることもある）③ 新燃料貯蔵庫へ移送・保管④ チャンネル着脱機への移送⑤ 使用済燃料プールへの移送⑥ 炉心への移送
図1

新燃料の取り扱いに係る経路（例）

図 1 に示すとおり，新燃料の取り扱いに係る移送時においては，可能な限り
使用済燃料プール上を移送しない運用にて新燃料の使用済燃料プールへの落下を防止しているが，チャンネル着脱機 ※ に装荷する際には使用済燃料プール上を移送することとなる。
原子炉建屋クレーンは，動力源喪失時にて自動的にブレーキがかかる機能を有しているとともに，フックには外れ止め金具が装備されており，新燃料の落
別添 1-6199

下を防止する構造としており，速度制限，過巻防止用のリミットスイッチにより，誤操作等による新燃料の落下は防止される。

炉心への燃料装荷の際には，燃料取替機による新燃料移送作業を行うこととなるが，燃料取替機についても，駆動源喪失時等における種々のインターロッ
クが設けられており，新燃料の落下は防止される。

※

チャンネル着脱機は，新燃料を原子炉建屋クレーンから燃料取替機へ受け渡す中継作業時に使用。

別添 1-62100

補足説明資料 6
キャスク取り扱い作業時における使用済燃料プールへの影響

キャスクの取り扱い作業は原子炉建屋クレーンを使用し，機器ハッチより原
子炉建屋原子炉棟 6 階床面ヘキャスクの移送を行い，キャスクピットにて燃料の装荷作業が行われる。作業概要について図 1 に示す。
本作業時における原子炉建屋クレーンの運転は，キャスクが使用済燃料プー
ル上を通過することがないよう，インターロックによる可動範囲制限を行うことで，使用済燃料プールへのキャスクの落下は防止される設計としている。
また，原子炉建屋クレーンはインターロックによる運転の他，動力源喪失時にて自動的にブレーキがかかる機能を有しているとともに，フックには外れ止め金具が装備されており，速度制限，過巻防止用のリミットスイッチも設けられていることから，キャスクの落下は防止される設計としている。

なお，キャスクピットでのキャスク取り扱い時に，仮に地震等にて原子炉建屋クレーンの各ブレーキ（横行，走行，巻上下）の機能が喪失した場合，キャスクは横行，走行方向及び鉛直方向に滑る恐れがあるが，キャスクをキャスク
ピットにて取り扱う際には，キャスクピットを使用済燃料プールと隔離して，
キャスクピット単独で水抜き等を実施するためのキャスクピットゲートが設置されるため，キャスクが横行，走行方向及び鉛直方向に滑った ※１，２ としても，使用済燃料プール水位維持のためのライニング健全性は維持される。

※1

キャスク取り扱い時は，インターロック運転により可動範囲が制限されること及びキャスクピットはキャスクピットゲートにより燃料プールと隔離されることから，キャスクが横行，走行方向に滑ったとしてもキ

別添 1-63101ャスクがキャスクピットエリア外の燃料プール内に落下することはない
ものと考える。

※2

鉛直方向ブレーキについて，制動力を上回る不可トルクが発生した場
合のすべり量は，基準地震動 Ss 時の評価にて示すこととする。

別添 1-64102

① キャスク搬入 （キャスク除染ピット）② キャスクピットゲート取付け⑧ キャスクピットゲート取外し③ キャスクピット水抜き⑨ 使用済燃料装荷④ キャスクピット吊具取付け⑩ キャスクピットゲート取付け⑤ キャスク移動（キャスクピット）⑪ キャスクピット水抜き⑥ キャスクピット吊具取外し⑫ キャスク吊具取付け⑦ キャスクピット水張り⑬ キャスク移動

図1

キャスク取り扱い作業フロー
別添 1-65103

キャスクの種類
番号

名称

1

キャスク（NFT-32B 型）

2ドライキャスク（A 社製）

3

ドライキャスク（B 社製）

4

ドライキャスク（C 社製）

図2

外形（mm）

キャスクとキャスクピットゲートの位置関係

別添 1-66104

補足説明資料 7

キャスク吊具によるキャスクの吊り方について

キャスクは，原子炉建屋クレーン（主巻）にキャスク吊具を取付けて移送する。キャスクを移送する場合，キャスクはキャスク吊具によりトラニオン 4 か所ので支持されている。また，キャスク吊具と原子炉建屋クレーンはキャスク
吊具の支持ピン（2 本）とクレーンフックで支持されている。

図1

キャスク吊具の構造図

別添 1-67105別添資料２

東海第二発電所

使用済燃料プール監視設備について

106

＜目

1.

次＞

使用済燃料プール監視設備（設計基準対象施設）
1.1

概要

1.2

使用済燃料プール監視設備（設計基準対象施設）について

1.3

使用済燃料プール監視設備（設計基準対象施設）の計測結果の記録及び保存について

1.4

使用済燃料プール監視設備（設計基準対象施設）の電源構成について

1.5

使用済燃料プール監視設備（設計基準対象施設）の設置場所について（別紙 1）各計測装置の記録及び保存について（別紙 2）使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）について（別紙 3）警報設定値について

107

1.

使用済燃料プール監視設備（設計基準対象施設）

1.1

概要
平成 25 年 7 月 8 日に施行された新規制基準のうち，「実用発電用原子炉
及びその付属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則」（以下「設置許可基準規則」という。）第十六条第 3 項（燃料体等の取扱施設及び貯蔵施
設）において，「使用済燃料貯蔵槽の水位及び水温並びに燃料取扱場所の放射線量を測定できる設備」の設置が要求されている。
このため，使用済燃料プールの水位及び水温並びに燃料取扱場所の放射線量を監視する，設計基準対象施設である使用済燃料プール監視設備について，以下のとおり基準適合性を確認した。

1.2

使用済燃料プール監視設備（設計基準対象施設）について設置許可基準規則第十六条第 3 項にて要求されている「使用済燃料貯蔵槽の水位及び水温並びに燃料取扱場所の放射線量を測定できる設備」については，使用済燃料プール水位，使用済燃料プールライナードレン漏えい検知，燃料プール冷却浄化系ポンプ入口温度，使用済燃料プール温度，燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ，原子炉建屋換気系燃料取替床排
気ダクト放射線モニタ，原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モニタを設置しており，使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）を設置する設計としている。また，使用済燃料プールの水位低下，上昇及び温度上昇並びに使用済
燃料プール付近の放射線量の異常を検知し，中央制御室に警報を発信する機能を有している。（第 1.2－1 表参照）
さらに，外部電源が利用できない場合においても，「発電用原子炉施設の状態を示す事項（以下「パラメータ」という。）」として，使用済燃料プールの水位及び水温並びに燃料取扱場所の放射線量を監視する，使用済燃料プ
別添 2－1108

ール水位，使用済燃料プールライナードレン漏えい検知，燃料プール冷却浄化系ポンプ入口温度，使用済燃料プール温度，使用済燃料プール水位・温度（SA 広域），燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ，原子炉建屋換
気系燃料取替床排気ダクト放射線モニタ，原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モニタについて，非常用交流電源設備又は非常用直流電源設備からの電源供給により監視継続が可能であるとともに，測定結果を表示，記録し，これを保存することとしている。

別添 2－2109

別添 2－3

110

フロート式

熱電対式

使用済燃料プー
ルライナードレン漏えい検知燃料プール冷却浄化系ポンプ
入口温度

測温抵抗体式

使用済燃料プール温度の異常な上昇の監視及び冷却状態が把握できること。

0～120℃

EL.35,077～
46,577 ㎜

0～100℃

0～300℃－－

水位が通常水位 N.W.L.
（EL.46,195mm）近傍であること。
使用済燃料プールライナー
部からの漏えいを検知すること。
燃料プール温度は，燃料プール冷却浄化系により 52℃
以下に維持されており，使用済燃料プールの水が通常温度より高くなったことを検出するため，プール水の最高許容温度 65℃を包含して測定できる範囲としている。また，燃料プール冷却
浄化系ポンプ入口温度は，
使用済燃料プール温度が監視できる十分な測定範囲としている。
使用済燃料プール上端近傍から燃料ラック下端まで計測できること。

測定範囲

測定範囲の考え方

温度高：50℃

水位低：EL.46,000mm（通常水位-195mm）

温度高：50℃

－

原子炉建屋
原子炉棟
6階

水位低：EL.46,053 ㎜（通常水位-142 ㎜）
水位高：EL.46,231 ㎜（通常水位+36mm ）EL.29,415 ㎜（ドレン止め弁（EL.29,150 ㎜）+265 ㎜）

1

1

原子炉建屋
原子炉棟
6階
原子炉建屋
原子炉棟
6階

1

1

1

2

個数

原子炉建屋
原子炉棟
6階

原子炉建屋
原子炉棟
4階

原子炉建屋
原子炉棟
4階

設置場所

警報設定値

使用済燃料プール監視設備（設計基準対象施設）一覧（１／２）※基準地震動Ｓｓによる地震力に対して，機能を維持する設計とする。

使用済燃料プー
ル水位・温度（SA 広域）

ガイドパルス式

熱電対式

ディスプレーサ／フロート式

使用済燃料
プール水位

使用済燃料
プール温度

検出器種類

名称

第 1.2－1 表

C（Ss） ※

C（Ss） ※

C

C

B

C

耐震重要
度分類

別添 2－4111

半導体式

原子炉建屋換気
系燃料取替床排
気ダクト放射線
モニタ

半導体式

半導体式

燃料取替フロア
燃料プールエリ
ア放射線モニタ

原子炉建屋換気系排気ダクト放
射線モニタ

検出器種類

名 称

10-3～10１ mSv/h

使用済燃料プール区域排気ダクトの放射線レベルを連続的に監視し，原子炉建屋
ガス処理系を起動する設定
値以上が計測できる範囲としている。

10-4～1mSv/h

10-3～10１ mSv/h

燃料取扱場所の遮蔽基準 Bの上限値（0.01mSv/h）を包含して測定できる範囲とする。

原子炉建屋原子炉棟内から放出される換気空調系排気を連続的に監視し，原子炉建屋ガス処理系を起動する
設定値以上が計測できる範囲としている。

測定範囲

高

高

高

バックグラウンドの 10 倍以下

バックグラウンドの 10 倍以下

バックグラウンドの 10 倍以下

警報設定値

原子炉建屋
原子炉棟
3階

原子炉建屋
原子炉棟
6階

原子炉建屋
原子炉棟
6階

設置場所

使用済燃料プール監視設備（設計基準対象施設）一覧（２／２）
測定範囲の考え方

第 1.2－1 表

4

4

1

個数

S

S

C

耐震重要
度分類

(1)

使用済燃料プール水位○計測目的：使用済燃料プールの通常補給レベルの監視及び基準水位（EL.46,195 ㎜以下「N.W.L」）からの水位の異常な低下並びに上昇の監視を目的としている。

○構成概略：水位検出器（ディスプレーサ，フロート式）で検出された使用済燃料プールの水位は，所定の警報設定値に達した場合，
水位低及び水位高の検出信号を中央制御室に発信し，中央制御室に警報が発せられるとともに，プロセス計算機に出力し記録する。（第 1.2－1 図参照）

○警報設定：
水位高：EL.46,231mm（通常水位＋36mm）

使用済燃料プール水位の異常な上昇によって運転操作床面へ
プール水が溢れるのを事前に検知するために設定値を設けている。（第 1.2－2 図及び第 1.2－3 図参照）
水位低：EL.46,053mm（通常水位－142mm）

使用済燃料プールライナーからの漏えい等による異常な水位低下を早期に検知するため，設定値を設けている。
（第 1.2－2 図及び第 1.2－3 図参照）

（注１）プロセス計算機

第 1.2－1 図

使用済燃料プール水位（ディスプレーサ，フロート式）の概略構成図
別添 2－5112

水位検出器EL.46,231 ㎜（水位高）
EL.46,195 ㎜（N.W.L）
EL.46,053 ㎜（水位低）：ディスプレーサ
第 1.2－2 図

使用済燃料プール水位の警報設定値（ディスプレーサ式）

水位検出器

水位検出器

EL.46,231 ㎜（水位高）
EL.46,195 ㎜（N.W.L）
EL.46,053 ㎜
（水位低）
：フロート
断面図
第 1.2－3 図

正面図
使用済燃料プール水位の警報設定値（フロート式）（設備仕様）

個数： 各1

設 置 場 所

： 原子炉建屋原子炉棟 6 階

警報設定値： 水位高 EL.46,231mm（通常水位 ＋36mm）
水位低 EL.46,053mm（通常水位 －142mm）

警

報：「FUEL POOL LEVEL HI／LO」
別添 2－6113

(2)使用済燃料プールライナードレン漏えい検知○計測目的：使用済燃料プールライナーからの漏えいの早期発見を目的としている。
使用済燃料プールライナーから漏えいがある場合，漏えいしたプール水は使用済燃料プールライナードレン漏えい検知系
配管内に溜まる。この漏えいしたプール水を検出することで使用済燃料プールライナーからの漏えいを検知する。

○構成概略：使用済燃料プールライナードレン漏えい検知系配管内に溜まった漏えい水を水位検出器（フロート式）で検出し，使用済
燃料プールライナーからの漏えい量が，所定の警報設定値に達した場合，漏えい水検出信号を発し，中央制御室に警報が発せられるとともに，プロセス計算機に出力し記録する。
（第1.2－4 図参照）

○警報設定：EL.29,415mm（ドレン止め弁（EL.29,150mm）＋265mm）
使用済燃料プールライナードレン漏えい検知系配管内に溜まった漏えい水を早期に検出する。（第 1.2－5 図参照）

（注１）プロセス計算機

第 1.2－4 図

使用済燃料プールライナードレン漏えい検知の概略構成図
別添 2－7114

使用済燃料プール：フロート：フローグラス

使用済燃料

EL.29,415mm（水位高）
EL.29,150mm（ドレン止め弁）

第 1.2－5 図

使用済燃料プールライナードレン漏えい検知の警報設定値（設備仕様）個数： 1

設 置 場所： 原子炉建屋原子炉棟4階

警報設定値： EL.29,415mm（ドレン止め弁（EL.29,150mm）＋265mm）

警： 「FUEL POOL LINER LEAKAGE」

報

別添 2－8115

(3)燃料プール冷却浄化系ポンプ入口温度○計測目的：使用済燃料プール温度の異常な上昇の監視及び冷却状況の監視を目的としている。

○構成概略：燃料プール冷却浄化系ポンプ入口温度は，熱電対にて温度を電気信号へ変換した後，中央制御室に指示及び記録される。
（第 1.2－6 図参照）

○計測範囲：冷却水の異常な温度上昇を監視できるよう，0℃～300℃の温度計測を可能としている。（第 1.2－7 図参照）
中央制御室

検出器

指示（注１）

記録（注２）（注 1）プロセス計算機（注 2）記録計

第 1.2－6 図

燃料プール冷却浄化系ポンプ入口温度の概略構成図

別添 2－9116

使用済燃料プール
スキマサージ
タンク

検出器

使用済燃料

燃料プール冷却浄化ポンプ

第 1.2－7 図

フィルタ
脱塩器

燃料プール冷却浄化系ポンプ入口温度の設置図（設備仕様）
測 定 範囲：0℃～300℃

個

数

：

1

設 置 場所：

原子炉建屋原子炉棟 4 階

別添 2－10117

(4)使用済燃料プール温度○計測目的：使用済燃料プール温度の異常な上昇の監視及び冷却水状態の把握を目的とする。

○構成概略：熱電対により検出された水温は，中央制御室の演算装置において温度信号に変換され，中央制御室に指示及び記録されるとともに，所定の警報設定値に達した場合，温度高の検出信号が発信され，中央制御室に警報が発せられる。（第 1.2－8
図参照）○計測範囲：冷却水の異常な温度上昇を監視できるよう，0℃～100℃の温度計測を可能としている。（第 1.2－9 参照）○警報設定：使用済燃料プール温度は，燃料プール冷却浄化系により，通常 52℃以下で維持されており，これを超える場合には，残留熱除去系を併用し，65℃以下に維持することとしている。これらを考慮し，設定値は 52℃を超えるおそれがあることを検知するために 50℃としている。

中央制御室

検出器
演算装置

警報

記録（注１）（注１）記録計第 1.2－8 図

使用済燃料プール温度の概略構成図
別添 2－11118

EL.46,195mm（N.W.L）

EL.45,995mm

第 1.2－9 図

使用済燃料プール温度の設置図（設備仕様）
測 定 範囲

： 0℃～100℃

個

： 1

数

設 置 場所： 原子炉建屋原子炉棟 6 階

警報設定値

： 50℃

警

： 「FUEL POOL TEMP HIGH」

報

別添 2－12119

(5)使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）○計測目的（水位）：使用済燃料プール水位の異常な低下の監視を目的とし新たに設置する。

○計測目的（温度）：使用済燃料プール温度の異常な上昇の監視及び冷却状態の把握を目的とし新たに設置する。

○構成概略（水位）：パルス信号を発信し，プール水面から反射したパルス信 号を 検 出す るま での 時間 を 演算 装置 にて 測定
し，水位信号に変換する処理を行った後，中央制御室に指示及び記録されるとともに，所定の警報設定値に達した場合に警報が発せられる。（第 1.2－10
図参照）○構成概略（温度）：測温抵抗体により検出された温度は，演算装置において温度信号に変換され，中央制御室に指示及び記録されるとともに，所定の警報設定値に達した場合に警報が発せられる。（第 1.2－10 図参照）

○計測範囲（水位）：使用済燃料プール上端近傍から燃料ラック下端まで計測を可能とする。（第 1.2－11 図参照）
なお，基準地震動Ｓ Ｓ によるスロッシングを考慮した溢水時（通常水位から約－0.70m 低下）においても水位計測を可能とする。

別添 2－13120

○計測範囲（温度）：冷却水の異常な温度上昇を監視できるよう，
0℃～120℃の温度計測を可能とする。
（第 1.2－11 図参照）

○警報設定（水位）：水位低

EL.46,000mm（通常水位 －195mm）

使用済燃料プール水位（SA 広域）の設定値は，燃料プール冷却浄化系ポンプが停止後，更に異常な水位低下が発生した場合に，これを早期に検知するため
燃料 プー ル 冷却 浄化 系ポ ンプ が 停止 した 場合 の水位より下に設定値を設ける。

○警報設定（温度）：温度高50℃

使用済燃料プール水温度（SA 広域）は，燃料プー
ル冷却浄化系により，通常 52℃以下で維持されており，これを超える場合には，残留熱除去系を併用し，65℃以下に維持することとしている。これ
らを考慮し，設定値は 52℃を超えるおそれがあることを検知するために 50℃とする。

別添 2－14121

中央制御室検出器
演算装置（表示含む）

警報
記録（注１）

演算装置

記録（注2）

記録（注3）（注 1）プロセス計算機（注 2）データ伝送装置（注 3）緊急時対策支援システム伝送装置

第 1.2－10 図

使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）の概略構成図

別添 2－15122

EL.46,577mm

EL.46,195mm（N.W.L）
EL.46,000mm（水位低）EL.45,995mm
サイフォンブレーク
配管下端

EL.46,500mm

EL.45,495mm（スロッシング時の低
下水位）

計測範囲

EL.39,377mm
使用済燃料
ラック
EL.35,077mm
EL.34,689mm

使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）のうち，水位検出図：測温抵抗体EL.46,500mm

EL.46,195mm（N.W.L）

EL.45,495mm（スロッシング時の低下水位）
EL.43,344mm
EL.39,377mm

EL.36,334mm

使用済燃料
ラック

EL.34,689mm

使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）のうち，温度検出図
図1.2－11

使用済燃料プール水位・温度（SA広域）の設置図

別添 2－16123

（設備仕様）計 測 範 囲 ： 【水位】EL.35,077mm～EL.46,577mm【温度】0℃～120℃
個

数 ： 1

設 置 場 所 ： 原子炉建屋原子炉棟 6 階
警 報 設 定値 ： 水位低温度高EL.46,000mm（通常水位 －195 ㎜）
50℃

個 別 警 報 ： 水位低「FUEL POOL LEVEL HI／LO」
温度高「FUEL POOL TEMP HIGH」

別添 2－17124

(6)燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ○計測目的：作業従事者に対する放射線防護の観点から，使用済燃料プー
ルエリアにおける線量当量率を監視する。

○構成概略：使用済燃料プールエリアの線量当量率を，半導体検出器を用いてパルス信号として検出する。検出したパルス信号を演算装置にて線量当量率信号へ変換する処理を行った後，線量当量率は中央制御室に指示及び記録されるとともに，所定の警報設定値に達した場合，放射線レベル高の検出信号が発信され，中央制御室に警報が発せられる。（第 1.2－12 図参照）

○計測範囲：燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタは，燃料取扱場所の遮蔽基準 B の上限値（0.01mSv／h）を包含して測定できる範囲とし，10 －３ ～10 １ mSv／h の線量当量率を計測可能としている。

○警報設定：通常時の異常な放射線レベルの上昇を検知するため，警報設
定値は，バックグラウンドの 10 倍以下としている。
中央制御室
検出器
演算装置

警報

記録（注１）（注１）記録計第 1.2－12 図

燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタの概略構成図
別添 2－18125

（設備仕様）計 測 範囲： 10 －３ ～10 １ mSv／h

個

： 1

数

設 置 場 所

： 原子炉建屋原子炉棟 6 階

警報設定値

： 高

警

： 「REFUELING FLOOR AREA RADIATION HIGH」

報

バックグラウンドの 10 倍以下

別添 2－19126

(7)原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト放射線モニタ○計測目的：使用済燃料プールエリアでの燃料取扱事故を検出し，原子炉
建屋原子炉棟の通常換気空調系を停止するとともに，原子炉建屋ガス処理系に切り替えるため，原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクトの放射線量を監視する。

○構成概略：原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクトの線量当量率を，半導体検出器を用いてパルス信号として検出する。検出したパルス信号を演算装置にて線量当量率信号へ変換する処理を行った後，線量当量率は中央制御室に指示及び記録されるとともに，所定の警報設定値に達した場合，放射線レベル高の検出信号が発信され，中央制御室に警報が発せられる。また，
放射線レベル高信号で原子炉建屋ガス処理系を起動する。
（第 1.2－13 図参照）

○計測範囲：原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクトの放射線レベルを連続的に監視し，異常な放射線上昇を検知した場合に，原子炉
建屋原子炉棟の通常換気空調系を停止するとともに，原子炉建屋ガス処理系を起動する設定値以上が計測可能としている。

○警報設定：事故等による放射線レベルの上昇を検知するため，警報設定
値は，バックグラウンドの 10 倍以下としている。

別添 2－20127

中央制御室
検出器
演算装置

警報

記録（注１）（注１）記録計第 1.2－13 図

原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト放射線モニタの概略構
成図（設備仕様）

計 測 範 囲 ： 10－３ ～10 １ mSv／h
個

数 ： 4

設 置 場 所 ： 原子炉建屋原子炉棟6階
警 報 設 定値 ： 高警

バックグラウンドの10倍以下

報 ： 「R/B REFUELING EXHAUST RADIATION HIGH」

別添 2－21128

(8)原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モニタ○計測目的：原子炉建屋原子炉棟内の異常な放射能上昇を検出し，原子炉建屋通常換気空調系を停止するとともに，原子炉建屋ガス処
理系に切り替えるため，原子炉建屋換気系排気ダクトの放射線量を監視する。

○構成概略：原子炉建屋換気空調系の線量当量率を，半導体検出器を用いてパルス信号として検出する。検出したパルス信号を演算装
置にて線量当量率信号へ変換する処理を行った後，線量当量
率は中央制御室に指示及び記録されるとともに，所定の警報設定値に達した場合，放射線レベル高の検出信号が発信され，中央制御室に警報が発せられる。また，放射線レベル高信号で原子炉建屋ガス処理系を起動する。（第 1.2－14 図参照）○計測範囲：原子炉建屋原子炉棟内から放出される換気空調系排気を連続的に監視し，異常な放射能上昇を検知した場合に，原子炉建
屋原子炉棟の通常換気空調系を停止するとともに，原子炉建
屋ガス処理系を起動する設定値以上が計測可能としている。

○警報設定：事故等による放射線レベルの上昇を検知するため，警報設定
値は，バックグラウンドの 10 倍以下としている。

別添 2－22129

中央制御室
検出器
演算装置

警報

記録（注１）（注１）記録計第 1.2－14 図

原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モニタの概略構成図（設備仕様）
計 測 範囲： 10 －４ ～1mSv／h

個

： 4

数

設 置 場所： 原子炉建屋原子炉棟 3 階

警報設定値

： 高

警

： 「R/B EXHAUST PLENUM RADIATION HIGH」

報

バックグラウンドの 10 倍以下

別添 2－23130

1.3

使用済燃料プール監視設備（設計基準対象施設）の計測結果の記録及び保存について「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」第三十四条において使用済燃料プールの温度，水位及び燃料取扱場所の放射線量について，「表示，記録，保存」が追加要求されており，「東海第二発電所
原子炉施設保安規定第 11 章記録及び報告

第 120 条」に定める保安に関する記録及び社内規程に基づき保存期間等を定めて保管することとしている。（第 1.3－1 表参照）

第 1.3－1 表
要求項目
十二

十四

管理区域内において人が常時立ち入る場所その他放射線管理を特に必要とする場所（燃料取扱場所
その他の放射線業務従事者に対する放射線障害の防止のための措置を必要とする場所をいう。）の線量
当量率
使用済燃料その他の高放射性の燃料体を貯蔵する水槽の水温及び水位

使用済燃料プール監視設備の記録保管期間
計測装置

記録方法

保存期間

燃料取替フロア燃料プール
エリア放射線モニタ

記録紙

5年

使用済燃料プール水位

アラーム
タイパー

5年

使用済燃料プール温度

記録紙

5年

別添 2－24131

1.4

使用済燃料プール監視設備（設計基準対象施設）の電源構成について
外部電源が利用できない場合においても使用済燃料プールの水位，温度及び燃料取扱場所の放射線量を監視することが要求されていることから使用済燃料プール監視設備は，非常用交流電源設備又は非常用直流電源設備
より受電し，外部電源が喪失した場合においても計測できるようにしている。（第十六条

第 3 項）（第 1.4－1 図，第 1.4－2 図参照）

別添 2－25132

第 1.4－1 図
計測装置の電源構成概略図（交流）

別添 2－26

133

動力
変圧器
2C

D/G

使用済燃料
プール温度
燃料プール冷却浄化
系ポンプ入口温度

直流125V
充電器A

非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

※1

常用所内
電気設備より

電源車

G

D/G

【凡例】

★

★

：設計基準対象施設から追加した箇所：代替電源設備：モータ(電動弁等)：変圧器：可搬型代替低圧電源車

M：配線用遮断器
：切替装置

：遮断器

点線

実線

直流125V
充電器B★

※1

M/C 2E

可搬型代替
低圧電源車

常用所内
電気設備より：非常用所内電気設備【区分Ⅲ】：非常用所内電気設備【区分Ⅱ】：非常用所内電気設備【区分Ⅰ】：代替所内電気設備

電源車（位置的分散を図った
２箇所に設置）可搬型代替低圧電源車
接続盤

常用所内
電気設備

154kV系
予備変圧器より：モータ・コントロール・センタ

ＭＣＣ：メタルクラッド開閉装置：パワーセンタ

Ｍ／Ｃ
Ｐ／Ｃ：高圧炉心スプレイ系

ＨＰＣＳ

【略語】

電源車

：可搬型設備・電路：常設設備・電路

：接続口

非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】

常用所内
電気設備より

動力
変圧器
2D

(2D)

燃料取替フロア
燃料プールエリア
放射線モニタ

：断路器

使用済燃料
プール水位
（フロート式）

計装用電源 2B系

M

：常設代替交流電源設備

使用済燃料
プール水位
（ディスプレーサ式）

M

緊急用
電源切替盤

MCC 2D系

P/C 2D

D/G：ディーゼル発電機

使用済燃料
プール温度
記録計

計装用電源 2A系

M

緊急用
電源切替盤
緊急用直流
125V充電器

M

M/C 2D

常設代替
高圧電源
装置

緊急用M/C

緊急用断路器G

緊急用MCCG

MCC 2C系

緊急用
動力
変圧器

G

緊急用P/CM

G

P/C 2CM/C 2C

(2C)

代替所内
電気設備

G

M

動力変圧器
HPCS

M/C HPCS(HPCS)

MCC HPCS

非常用所内
電気設備
【区分Ⅲ】

D/G

第 1.4－2 図

計測装置の電源構成概略図（直流）

別添 2－27

134

緊急用無停電
電源装置

※３

代替所内
電気設備

緊急用直流
125V蓄電池

常設代替直流電源設備
（蓄電池）

緊急用
電源切替盤

緊急用直流125V計装用分電盤

緊急用直流125V MCC

緊急用直流125V主母線盤

緊急用直流125V
充電器

緊急用
MCC

無停電
電源装置A

MCC 2C系【区分Ⅰ】

直流125V
充電器A

使用済燃料プール
ライナードレン
漏えい検知

直流125V分電盤 2A系

緊急用
電源切替盤

直流125V MCC 2A系

非常用所内電気設備【区分Ⅰ】

125V A系
蓄電池

所内常設直流電源設備（蓄電池）【区分Ⅰ】MCC 2C系【区分Ⅰ】※１

MCC 2D系【区分Ⅱ】

直流125V
予備充電器★

原子炉建屋換気系
燃料取替床排気ダクト
放射線モニタA/C系※２

非常用無停電電源装置（Ｂ）

※２

D/G

【凡例】

ＭＣＣ

原子炉建屋換気系
排気ダクト
放射線モニタB/D系

緊急用
電源切替盤

電源車

：常設設備・電路：可搬型代替低圧電源車：接続口：代替電源設備：非常用所内電気設備【区分Ⅲ】：非常用所内電気設備【区分Ⅱ】：非常用所内電気設備【区分Ⅰ】：代替所内電気設備

：蓄電池

可搬型代替
直流電源設備

可搬型代替低圧電源車
接続盤（位置的分散を図った
２箇所に設置）

使用済燃料プール
水位・温度（SA広域）

※３

実線

電源車

：変圧器

点線
：可搬型設備・電路：設計基準対象施設から追加した箇所：切替装置：配線用遮断器：遮断器：ディーゼル発電機：モータ・コントロール・センタ

Ｐ／Ｃ ：パワーセンタ【略語】

P/C 2C・2D及び緊急用P/Cへ

可搬型整流器

★

無停電
電源装置B

MCC 2D系
【区分Ⅱ】

可搬型
整流器用
変圧器

非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】
直流125V主母線盤 2B

125V B系
蓄電池

所内常設直流電源設備（蓄電池）【区分Ⅱ】

原子炉建屋換気系
燃料取替床排気ダクト
放射線モニタB/D系

直流125V
充電器B

MCC 2D系【区分Ⅱ】

直流125V分電盤 2B系

可搬型代替
直流電源設備
用電源切替盤

原子炉建屋換気系
排気ダクト
放射線モニタA/C系★

HPCS MCC【区分Ⅲ】

非常用無停電電源装置（Ａ）

※１

緊急用
電源切替盤

直流125V主母線盤 2A

MCC 2C系
【区分Ⅰ】

1.5

使用済燃料プール監視設備（設計基準対象施設）の設置場所について
使用済燃料プール監視設備の設置場所を第 1.5－1 図～第 1.5－3 図に示す。

第 1.5－1 図

使用済燃料プール監視設備の設置場所（原子炉建屋原子炉棟 6 階）

別添 2－28135

第 1.5－2 図

使用済燃料プール監視設備の設置場所（原子炉建屋原子炉棟 4 階）

別添 2－29136

第 1.5－3 図

使用済燃料プール監視設備の設置場所（原子炉建屋原子炉棟 3 階）

別添 2－30137別紙 1
各計測装置の記録及び保存について「実用発電用原子炉及びその付属施設の技術基準に関する規則」第三十四条
において使用済燃料プールの温度，水位及び線量当量率について，「 表示，記録，保存」が追加要求されており，「東海第二発電所原子炉施設保安規定第 11 章記
録及び報告

第 120 条」に定める保安に関する記録及び社内規程に基づき保存期間等を定めて保管することとしている。

要求項目
一
三

四
イ

炉心における中性子束
密度
制御棒の位置及び液体
制御材を使用する場合にあっては、その濃度
一次冷却材に関する次の事項
放射性物質及び不純物の濃度

ロ

原子炉圧力容器の入口及び出口における圧力、温度及び流量五

原子炉圧力容器（加圧器がある場合は、加圧器）
内及び蒸気発生器内の水位

六原子炉格納容器内の圧力、温度、可燃性ガスの濃度、放射線物質の濃度及び線量当量率

計測装置

記録方法

保存期間

記録紙
記録紙

10 年
10 年

制御棒位置

制御棒位置
記録

5年

原子炉水導電率

運転日誌

5年

主蒸気圧力
主蒸気流量
主蒸気温度
給水圧力
給水流量
給水温度
原子炉水位（停止域）
原子炉水位（燃料域）
原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（狭帯域）

運転記録
運転記録
運転記録
運転記録
運転記録
運転記録
－
記録紙
記録紙
記録紙

10 年
10 年
10 年
10 年
10 年
10 年
－
5年
5年
5年

格納容器圧力運転記録

10 年

格納容器内温度

運転記録

10 年

記録紙

5年

記録紙

5年

記録紙

5年

記録紙

5年

起動領域モニタ
平均出力領域モニタ

格納容器内水素ガス濃度
格納容器内酸素ガス濃度
原子炉格納容器モニタ
格納容器内核分裂生成物モニタ

別添 2－31

138

要求項目
七

八

計測装置

記録方法

保存期間

記録紙

5年

記録紙

5年

放射性廃棄
物管理月報

10 年

排気筒の出口又はこれに非常用ガス処理系放射線
近接する箇所における排モニタ
気中の放射性物質の濃度

放射性廃棄
物管理月報

10 年

廃棄物処理建屋排気筒モ
ニタ

放射性廃棄
物管理月報

10 年

放射性廃棄
物管理月報

10 年

主蒸気管中及び空気抽出器その他の蒸気タービン 主蒸気管放射線モニタ
又は復水器に接続する設備であって放射性物質を内包する設備の排ガス中 排ガスモニタの放射性物質の濃度
蒸気発生器の出口における二次冷却材の圧力、温度及び流量並びに二次冷 PWR に対する要求
却材中の放射性物質の濃度
主排気筒放射線モニタ

九

十排水口又はこれに近接す
液体プロセス放射線モニる箇所における排水中のタ
放射性物質の濃度
十一 放射性物質により汚染するおそれがある管理
区域（管理区域のうち、その場所における外部
放射線に係る線量のみが実用炉規則第二条第二項第四号に規定する
対象なし
線量を超えるおそれがある場合を除いた場所をいう。以下同じ。）内に開口部がある排水路の出口又はこれに近接する箇所における排水中の放射性物質の濃度

別添 2－32139

要求項目
十二 管理区域内において人が常時立ち入る場所
その他放射線管理を特に必要とする場所（燃料取扱場所その他の放射線業務従事者に対する放射線障害の防止のための措置を必要とする場所をいう 。） の線 量当
量率
十三 周辺監視区域に隣接する地域における空間
線量率及び放射性物質の濃度十四 使用済燃料その他高放射性の燃料体を貯蔵する水槽の水温及び水位
十五 敷地内における風向
及び風速

計測装置

記録方法

保存期間

エリアモニタ

記録紙

5年

モニタリングポスト

記録紙

5年

使用済燃料プール水位

アラーム
タイパー

5年

使用済燃料プール温度

記録紙

5年

風向・風速

記録紙

10 年

別添 2－33140

別紙 2
使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）について

1.
(1)

使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）の計測性能
水位計の検出原理
使用済燃料プール水位（ガイドパルス式）は，演算装置から高速電圧パルスを発生させ，検出器頂部のコネクタ部からの反射波とインピーダンスの違いによる空気と水面の境界からの反射波が，演算装置に戻る時間差を水位に換算して測定する水位計である。ガイドパルス式水位計による水位検出原理を第 1 図に示す。
検出器は伝達回路となる導体のステンレス芯棒が，同様に伝達回路となる導体のステンレス鋼管に収められており，検出器端部から検出器ボール
ジョイント部下付近までの連続水位測定が可能である。

発生パルス

ボールジョイント部

演算装置
反射パルス
演算装置から発生したパルスが水面で反射し戻るまでの時間を計測し，水位に換算

水面

使用済燃料
貯蔵ラック

第1図

ガイドパルス式水位計による水位検出原理

別添 2－34141(2)温度計及び水位計としての機能維持について
使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）は，電圧パルスによる水位測定に加え，測温抵抗体による温度計測により水温を測定する二つの機能を持つ。
温度計に関しては，液相にある 2 箇所の温度を測定することで多重性を持つ設計とする。また，温度計は測温抵抗体を使用し，連続して測定が可能な設計としている。
水位計に関しては，空気と水面のインピーダンス（抵抗）の差による電圧パルスの反射により水位を監視することができる。
異なった検出原理（検出器）により，同時に水位及び温度計測が可能な設計とする。

別添 2－35142

別紙 3
警報設定値について

1.
(1)

使用済燃料プール水位の警報設定値について
警報設定範囲及び警報設定値
使用済燃料プール水位の水位高及び水位低の警報設定範囲は下記の考えに基づき設定している。
（水位高）使用済燃料プール水位の異常上昇により運転操作床面へプール
水が溢れることを事前に検知するため，通常水位（N.W.L
46,195mm）～運転操作床面（EL.46,500mm）の間で設定する。
（水位低）使用済燃料プールライナーからの漏えい等による異常な水位低下を直接検知する。（燃料プール冷却浄化系の運転を停止した
場合には，使用済燃料プール水位がスキマサージタンクオーバ
フローゲート位置付近（EL.46,043mm）まで低下することがある。第 1 図に使用済燃料プールとスキマサージタンク間の概要
図を示す。）
上記警報設定範囲を考慮し，使用済燃料プール水位の警報設定値を第 1表に示す。また，第 2 図に使用済燃料プール水位の警報設定範囲概要図を示す。なお，計器誤差を考慮し，警報設定値を設定している。
第1表

使用済燃料プール水位の警報設定値

警報

警報設定値

水位低

通常水位-142mm（EL.46,053mm）

水位高

通常水位+36mm（EL.46,231mm）

別添 2－36143

使用済燃料プール側
スキマサージタンク側
スキマサージタンク開口部
プール水面（通常水位）

スキマせき

第1図

使用済燃料プールとスキマサージタンク間の概要図

EL.46,500mm（運転操作床）
ディスプレーサ式

水位高警報からオーバーフローまでの到達時間
約 62min

フロート式

25.4mm（計器誤差）3mm（計器誤差）

EL.46,231mm（水位高）

3mm（計器誤差）20mm（ﾘｾｯﾄｽﾊﾟﾝ）

25.4mm（計器誤差）20mm（ﾘｾｯﾄｽﾊﾟﾝ）

EL.46,195mm（N.W.L）

20mm（ﾘｾｯﾄｽﾊﾟﾝ）
20mm（ﾘｾｯﾄｽﾊﾟﾝ）

25.4mm（計器誤差）3mm（計器誤差）3mm（計器誤差）
水遮蔽に必要な水深通常水位から
約 0.9mEL.46,053mm（水位低）25.4mm（計器誤差）

EL.46,043mm（スキマサージタンク
オーバーフローゲート）

水位低警報から水遮蔽に必要な水深までの到達時間約 5 時間

第2図

(2)

使用済燃料プール水位の警報設定範囲概要図

運転操作における警報設定値の評価
以下の諸条件（有効性評価で使用）を用いて評価した。
・プール保有水量：1,189m３
・プール断面積：116m２
・使用済燃料プールの冷却系の機能喪失後，プール水温上昇速度：
別添 2－37144

7.0℃／h
・使用済燃料プール冷却系の機能喪失後，プール水位低下速度：0.131m／h

水位低警報設定値は通常水位－142mm（EL.46,053mm）であり，必要な水遮蔽（10mSv／h の場合）は通常水位から約－0.9m である。仮に使用済燃料プール水の蒸発（水位低下速度 0.131m／h）を想定した場合，水位低警
報発生から必要となる水遮蔽（水位）が失われるまでの時間は約 5 時間となり，使用済燃料プールへの補給操作に余裕 ※１ を持った設計としている。
水位高警報設定値は通常水位＋36mm（EL.46,231mm）であり，仮に復水移送系（約 30m ３ ／h）により使用済燃料プールへ補給をし続けてしまった
場合，水位高警報発生から運転操作床面へプール水がオーバーフローするまで約 62 分であり，警報発生から補給停止操作をする上で余裕 ＊ を持った設計としている。
※１：運転員の手動操作の時間的余裕（10 分）＋補給開始又は補給停止
操作（約 16 分）を考慮しても余裕を持った設計としている。

別添 2－38145

2.

使用済燃料プールライナードレン漏えい検出の警報設定値について(1)

警報設定範囲及び警報設定値
使用済燃料プールライナーからの微小漏えいを監視するために，計器の設置スペースを考慮し警報を設定する。第 2 表に使用済燃料プールライナ
ードレン漏えい検出の警報設定値を，第 3 図に使用済燃料プールライナー
ドレン漏えい検出の警報設定概略図を示す。

第2表

使用済燃料プールライナードレン漏えい検出の警報設定値
警報

警報設定値

水位高

ドレン止め弁+265mm（EL.29,415mm）

5mm（計器誤差）5mm（計器誤差）

EL.29,415mm（水位高）

30mm（ﾘｾｯﾄｽﾊﾟﾝ）
265mm
使用済燃料

：フロート
：フローグラス

EL.29,150mm（ドレン止め弁）
EL.29,415mm（水位高）
EL.29,150mm（ドレン止め弁）

第3図

使用済燃料プールライナードレン漏えい検出の警報設定概要図

別添 2－39146

(2)運転操作における警報設定値の評価
使用済燃料プールライナー漏えい検出の水位高警報設定値は，ドレン止
め弁＋265mm（EL.29,415mm）であり，警報設定値までのドレン配管容積は，約 4.92×10－３ m ３ である。この容量は使用済燃料プール容積（1,189m
３）に対して十分小さな値であり，燃料プールライナー漏えいの早期検出において余裕 ※２ を持った設計としている。
※２：仮に 4.92×10－３ m ３ の水がドレン配管に溜まった場合，使用済燃料
プールの水位低下は約 0.04mm 程度であり，必要な水遮蔽（10mSv／h の場合）は通常水位から約 0.9m 下であることから，余裕を持った設計と
している。

3.
(1)

使用済燃料プール温度の警報設定値について
警報設定範囲及び警報設定値
使用済燃料プールの水温異常上昇を注意喚起するため，通常時の燃料プ
ール水温度の上限値 52℃を超えない 50℃に設定する。第 3 表に使用済燃料プール温度の警報設定値を，第 4 図に使用済燃料プール温度の警報設定
概要図を示す。
第3表

使用済燃料プール温度の警報設定値

警報

警報設定値

温度高

50℃

別添 2－40147

65℃（最高許容温度）
温度高警報発生から65℃到達までの時間
約 2.1 時間52℃（運転範囲の上限値）
0.5℃（計器誤差）50℃（温度高）

0.5℃（計器誤差）
1.0℃（ﾘｾｯﾄｽﾊﾟﾝ）

第4図

(2)

使用済燃料プール温度の警報設定概要図

運転操作における警報設定値の評価
有効性評価における使用済燃料プールの冷却系の機能喪失後の温度上昇
は約 7.0℃／h であり，温度高警報設定値 50℃から最高許容温度 65℃に達するまでの時間は約 2.1 時間であり，余裕 ※３ を持った設計としている。

※３：運転員の手動操作の時間的余裕（10 分）+残留熱除去系による燃料
プール冷却運転切替（約 126 分）に対して，使用済燃料プールの冷却系の機能喪失時の初期水温：約 40℃から警報設定値 50℃に達するまでに
約 1.4 時間以上あり，さらに警報発生から最高許容温度 65℃に達する
までに約 2.1 時間あることを考慮すると，その間に残留熱除去系による燃料プール冷却運転へ切替することは可能であり，余裕を持った設計としている。

別添 2－41148

別添資料３

東海第二発電所

運用，手順説明資料
燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設

149

別添 3-1

150

※２

※１

使用済燃料の貯蔵施設

工：工事計画認可申請(基本設計方針，添付書類)

核：核防規定（下位文書含む）

保：保安規定（運用，手順に係る事項，下位文書含む）：添付六，八に反映【添付六，八への反映事項】

認可申請にて示す。

する。

【後段規制との対応】

ーンの耐震評価による確認結果は，後段の工事計画

る転倒防止が図られていることから評価ＯＫと原子炉建屋原子炉棟，燃料取替機，原子炉建屋クレないことが確認されている。
※４

いては使用済燃料プールライニングに損傷を与えする。

使用済燃料プールまでの離隔やボルト固定等によ比較し，設備等の落下エネルギーが小さいものにつし，落下防止措置を講じていることから評価ＯＫと燃料集合体の気中落下試験時の落下エネルギーと評価ＯＫ ※３区域であり，持込品については必要最低限に制限※３

評価ＯＫ ※２

燃料体等の取扱中に想定される燃料体等の落下時及び重量物の落下時においてもその機能が損なわれないものとすること。

使用済燃料プール周辺は，異物混入エリア設置

評価ＯＫ ※１

燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設

工・保落下時の影響評価を実施する。

評価ＯＫ

評価ＯＫ

【運用状況による落下防止措置の確認】
クレーン 等安 全規則 に基づ く点 検， 安全装置 の使 用、有 資格者作業等 の要求 事項 による 落下防 止 措置とそ の適切 性に ついて確認する。

○上記にて評価ＮＧのもの

保

評価ＯＫ

○落下エネルギー15.5kJ 以上の設備等に対する対策③工【設備構造上の落下防止措置の確認】
燃料取 替機 ，原 子炉 建屋 クレ ーン の 安全機 能として ，フ ッ ク
外れ止 め， フェ イル セー フ機 構等 ， 設備構 造上の落 下防 止措 置を確認する。

評価ＯＫ

工○落下エネルギー15.5kJ 以上の設備等に対する対策②【耐震評価により必要な強度を有していることの確認】
基準地震動 Ss に対する耐震評価を実施し，落下防止のために必要な構造強度を有していることを確認する。

○落下エネルギー15.5kJ 以上の設備等に対する対策①

添付六,八への反映事項（設計・手順に関する事項）

設置許可基準 第 16 条 第 2 項第二号ニ
燃料体等の取扱中に想定される燃料体等の落下時及び重量物の落下時においてもその機能が損なわれないものとすること。

16 条

別添 3-2151

燃料体等の取扱施設および貯蔵施設

第 16 条

設置許可基準対象条文

策ーンにおける対

原子炉建屋クレける対策

燃料取替機にお

対象項目

教育・訓練

保守・点検

体制

運用・手順

教育・訓練

保守・点検

体制

運用・手順

区分

表１

―

資格者が実施する。

・クレーン等安全規則基づき，定期点検及び作業前点検を実施するとともに,クレーンの運転，玉掛けは有に必要に応じて補修を行う。

・使用済燃料プールの健全性を維持するため，保守計画に基づき適切に保守管理，点検を実施するととも―・日常作業等において使用済燃料プール周辺に持ち込まれる物品については，必要最低限に制限する。

行い，使用済燃料プールに影響を及ぼす落下物となる可能性が発生した場合は落下防止措置を実施する。

・使用済燃料プール周辺に設置する設備や取り扱う吊荷について、予め定めた評価フローに基づき評価を順等を整備し，的確に実施する。

・使用済燃料プールの健全性を維持するため、動力源喪失時保持機能等の落下防止対策について，予め手―に必要に応じて補修を行う。

・使用済燃料プールの健全性を維持するため，保守計画に基づき適切に保守管理，点検を実施するととも―・日常作業等において使用済燃料プール周辺に持ち込まれる物品については，必要最低限に制限する。

料プールに影響を及ぼす落下物となる可能性が発生した場合は落下防止措置を実施する。

・使用済燃料プール内にて取り扱う吊荷について、予め定めた評価フローに基づき評価を行い，使用済燃機能等の落下防止対策について，予め手順等を整備し，的確に実施する。

・使用済燃料プールの健全性を維持するため，吊荷に対するワイヤーロープ二重化や動力電源喪失時保持運用対策等

運用，手順に係る対策等（設計基準）

別添 3-3

152

燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設

工

工

核：核防規定（下位文書含む）

保：保安規定（運用，手順に係る事項，下位文書含む）

工：工事計画認可申請(基本設計方針，添付書類)【後段規制との対応】

工び放射線量の監視が可能であること。

及び警報発信が可能であること。

警報発信て，使用済燃料プールの水位，温度及所の放射線量の異常を検知し，中央制御室での監視

異常の検知

外部電源が利用できない場合におい使用済燃料プールの水位及び水温並びに燃料取扱場（他条文での反映事項他）：当該条文に該当しない：添付六，八に反映【添付六，八への反映事項】

工・保することができること。

量の計測結果を表示し，記録し，及び保存

使用済燃料プールの水位，温度及び放射線燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設（使用済燃料プール水位，ライナードレン漏えい検知，温度，水位・温度（ＳＡ広域），燃料取替フロア燃料プールエリア
放射線モニタ，原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト放射線モニタ，原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モニタ）設置許可基準 第 16 条 第 3 項第一号
使用済燃料貯蔵槽の水位及び水温並びに燃料取扱場所の放射線量の異常を検知し，それを原子炉制御室に伝え，又は異常が生じた水位及び水温を自動的に制御し，並びに放射線量を自動的に抑制することができるものとすること。
設置許可基準 第 16 条 第 3 項第二号
外部電源が利用できない場合においても温度，水位その他の発電用原子炉施設の状態を示す事項（以下「パラメータ」という。）を監視することができるものとすること。

16 条

別添 3-4

153

及び貯蔵施設燃料体等の取扱施設

第 16 条

設置許可基準対象条文

換気系排気ダクト放射線モニタの記録及び保存

屋換気系燃料取替床排気ダクト放射線モニタ，原子炉建屋

燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ，原子炉建済燃料プール温度，使用済燃料プール水位・温度（SA 広域），漏えい検知，燃料プール冷却浄化系ポンプ入口温度，使用

使用済燃料プール水位，使用済燃料プールライナ―ドレン

電換気系排気ダクト放射線モニタの非常用所内電源からの給屋換気系燃料取替床排気ダクト放射線モニタ，原子炉建屋

燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ，原子炉建済燃料プール温度，使用済燃料プール水位・温度（SA 広域），漏えい検知，燃料プール冷却浄化系ポンプ入口温度，使用

使用済燃料プール水位，使用済燃料プールライナ―ドレン・中央制御室の警報発信回路

・原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モニタ

・原子炉建屋換気系燃料取替床排気ダクト放射線モニタ

・燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ

・使用済燃料プール水位・温度（SA 広域）

・使用済燃料プール温度

・燃料プール冷却浄化系ポンプ入口温度

教育・訓練

保守・点検

体制

運用・手順

教育・訓練

保守・点検

体制

運用・手順

教育・訓練

保守・点検

体制

運用・手順

区分

運用，手順に係る対策等（設計基準）

・使用済燃料プールライナ―ドレン漏えい検知

・使用済燃料プール水位

対象項目

表２

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

―

運用対策等

別添資料 4

東海第二発電所

使用済燃料プールへの重量物落下に係る対象重量物の現場確認について

154

1.

基準要求

【第 16 条】

設置許可基準第 16 条（燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設）及び技術基準第 26 条（燃料取扱設備及び燃料貯蔵施設）にて，燃料体等の落下時及び重量物の落下時においてもその機能が損なわれないことを要求されている。
当該基準を満足するにあたっては，燃料体等の取扱中に想定される燃料体等の落下時及び重量物の落下時においてもその機能が損なわれない設計とするとともに，燃料取替機及びクレーンはワ
イヤロープ二重化等落下防止対策を行う設計としている。
また，使用済燃料プールへの落下時影響評価が必要となる重量物を抽出する必要があることから，使用済燃料プール周辺の設備等について現場確認を行うこととする。

2.

確認項目及び内容
上記基準要求を満足するにあたっては，使用済燃料プール周辺の設備等が地震時に使用済燃料プールへの重量物とならないか調査する必要があり，現場確認及び機器配置図等を用いた机上検討，また，使用済燃料プール周辺の作業で，燃料取替機，原子炉建屋クレーンを使用して取扱う重量物について，作業実績に基づき抽出を行った。

(1)

現場確認による抽出使用済燃料プール周辺の設備等に係る現場確認を実施し，「地震等により使用済燃料プールに落下するおそれがあるもの」について抽出した。
具体的には，使用済燃料プール周辺の設備等について，設置位置(高さ)，物量，重量，固定状況等を確認し，地震等により使用済燃料プール
別添 4-1155

への落下物となるおそれのあるものを抽出した。

(2)

機器配置図等 ※ による抽出
使用済燃料プール周辺の設備等について，機器配置図等にて抽出した。

※

建屋機器配置図
機器設計仕様書
系統設計仕様書
設置変更許可申請書

具体的には，内挿物等現場で確認出来ない重量物について，機器配置図
等にて物量，重量，設置状況等確認し，使用済燃料プールへの落下物となるおそれのあるものを抽出した。

(3)

使用済燃料プール周辺の作業実績からの抽出
使用済燃料プール周辺の作業で，燃料取替機，原子炉建屋クレーンを使用して取り扱う設備等について，作業実績に基づき抽出した。

なお，仮設機材類の持込品については，使用済燃料プールが，立入りと持込品を制限している区域内にあること及び，その落下エネルギーについては，燃料集合体の落下エネルギーと比べると十分小さいため，抽出の対象外とした。

3.

抽出物に対する評価
現場確認，機器配置図等の確認及び作業実績により抽出された設備につい別添 4-2156

ては，設置状況や落下エネルギーによる評価及び落下防止対策の状況により使用済燃料プールへの影響評価を実施した。

4.

今後の対応
今回抽出した設備等以外の設備等で，今後，使用済燃料プール周辺に設置する，または取り扱う設備等については，添付資料 2「使用済燃料プールへの落下時影響評価が必要な重量物の評価フロー」に基づき，使用済燃料プールへの落下時影響評価の要否判定を行い，評価が必要となったものに対しては落下時影響評価を行い，必要に応じて適切な落下防止対策を実施する。

別添 4-3157

添付資料 1

現場確認等における抽出物の詳細

使用済燃料プール周辺の設備等について，現場及び機器配置図等による確認，また使用済燃料プール周辺の作業で，燃料取替機，原子炉建屋クレーンを使用して取り扱う重量物について，網羅的に抽出を行った。
詳細について，第 1 表に整理する。
第１表の評価①では，使用済燃料プールとの離隔距離の確保又は床面，壁面への固定設備等に該当する場合は「○」，しない場合は「×」とする。
評価①で「×」としたものについて，評価②で落下エネルギーを評価し，基準値 15.5kJ を超えるものを「×」とする。
評価①及び評価②のいずれも「×」のものを評価フローⅡの抽出結果として選定する。
さらに，評価フローⅡで抽出されたもののうち，落下エネルギーが最大となるものを代表重量物とする。

別添 4-4158

第1表

現場確認等における抽出物の詳細（その１）

評価フローⅠ

評価フロ－Ⅱ
評価①

番号

抽出項目

詳細

配置

屋根トラス，耐震壁等
1

※1

評価②
落下エネルギー○：15.5ｋJ 未満
×：15.5ｋJ 以上－：評価不要

選定結果

×

×

×

原子炉建屋原子炉棟
照明

×

○

○

クレーンランウェイガータ

○

－

○

代表重量物 ※2○
（特定不可,～約 35m）

2

燃料取替機

燃料取替機

×

×

×

○
（約 23t,
約 12m）

3

原子炉建屋クレーン

原子炉建屋クレーン

×

×

×

○
（約 48t,
約 20m）

使用済燃料プール用ジブクレーン

×

×

×

○
（約 1000kg,
約 17m）

新燃料検査台○－○PCV ヘッド○－○

PCV ヘッド吊り具

○

－

○

RPV ヘッド（＋スタッドボルトテンショ
ナ）

○

－

○

RPV ヘッドフランジガスケット

○

－

○

ミラーインシュレーション

○

－

○

スタッドボルト保管架台

○

－

○

スタッドボルト着脱装置

×

×

×

精査中

4

5

6

7

※１
※２

その他クレーン

PCV（取扱具含む）

RPV（取扱具含む）

内挿物（取扱具含
む）

ミラーインシュレーションベロー

×

×

×

ドライヤ

○

－

○

セパレータ

○

－

○

シュラウドヘッドボルト

×

×

×

シュラウドヘッドボルトレンチ

×

×

×

D/S 吊り具○－○MS ラインプラグ○－○

MSLP 用電源箱○－○

MSLP 用空気圧縮機

○

－

○

MSLP 用電動チェーンブロック

○

－

○

マルチストロングバック

○

－

○

燃料集合体

×

×

×

チャンネル着脱機

××

×

D/S 水中移動装置

○

－

○

○
（約 56t,
約 14m）○（約 4.6t,
約 14m）○（約 430kg,
約 12m）

使用済燃料プールとの離隔距離の確保又は床面，壁面への固定設備等に該当する場合は「○」，しない場合は「×」評価フローⅡにおける評価①で「×」となった設備等のうち，評価②で落下エネルギーが最大となるものを
代表重量物として選定

別添 4-5159

第1表

現場確認等における抽出物の詳細（その２）

評価フローⅠ

評価フロ－Ⅱ
評価①

番号

8

9

10

11

抽出項目

プール内ラック類

配置※1

落下エネルギー○：15.5ｋJ 未満
×：15.5ｋJ 以上－：評価不要選定結果

ブレードガイド貯蔵ラック

×

○

○

チャンネル貯蔵ラック

×

○

○

使用済燃料貯蔵ラック

×

○

○

制御棒・破損燃料貯蔵ラック

×

○

○

LPRM 収納缶置台

×

○

○

制御棒ハンガ×○○

燃料プールゲート(大）

×

×

×

燃料プールゲート(小）

×

×

×

キャスクピットゲート

×

×

×

核燃料輸送容器

×

×

×

核燃料輸送容器吊り具

×

×

×

使用済燃料乾式貯蔵容器

×

×

×

使用済燃料乾式貯蔵容器吊り具

×

×

×

固体廃棄物移送容器

××

×

固体廃棄物移送容器用垂直吊具（R/B 用）

×

×

×

照明用トランス○－○

照明用分電盤○－○チャンネル着脱機制御盤

○

－

○

作業用分電盤

○

－

○

中継端子箱

○

－

○

原子炉建屋クレーン電源切替盤，操作盤

○

－

○

水中照明電源箱○－○

シッピング用操作盤部

○

－

○

シッピング動力盤

○

－

○

精査中

プールゲート類

キャスク（取扱具含む）

電源盤類

12 フェンス・ラダー類

※１
※２

詳細

評価②

開閉器

○

－

○

キャスクピット排水用電源盤

○

－

○

手摺り（除染機用レール含む）

×

○

○

可動ステージ開放用ホイスト架台

○

－

○

原子炉ウェル用梯子

×××

DSP 昇降梯子

××

×

パーテーション

×○○

代表重量物 ※2○
（約 7.5t,－）○（約 2.7t,
約 12m）○（約 120ｔ,
約 14m）○○（約 300kg,
約 12ｍ）

使用済燃料プールとの離隔距離の確保又は床面，壁面への固定設備等に該当する場合は「○」，しない場合は「×」評価フローⅡにおける評価①で「×」となった設備等のうち，評価②で落下エネルギーが最大となるものを
代表重量物として選定

別添 4-6160

第1表

現場確認等における抽出物の詳細（その３）

評価フローⅠ

評価フロ－Ⅱ
評価①

番
号

13

14

※１
※２

抽出項目

装置類

作業用機材類

詳細

配置

※1

評価②

選定結果
代表重量物 ※2

落下エネルギー○：15.5ｋJ 未満
×：15.5ｋJ 以上－：評価不要除染装置（収納コンテナ含む）

×

×

×

DSP パッキン用減圧器

○

－

○

酸化膜厚測定装置

×○○

水中テレビ制御装置○－○

燃料付着物採取用装置（本体，ポール，ヘ
ッド）

○

－

○

水位調整装置○－○リークテスト測定装置

○

－

○

SFP ゲート用架台

×

○

○

工具箱

○

－

○

大型セイバーソー

○

－

○

遮へい体

○

－

○

防炎シート類

○

－

○

足場材

○

－

○

水中簡易清掃装置保管箱

○

－

○

局所排風器

○

－

○

ウェル用資機材○－○

ローリングタワー○－○フィルタ収納容器○－○

LPRM 収納箱

○

－

○

テント

○

－

○

酸化膜厚測定装置架台

×

○

○

工具箱（引出タイプ）鋼製

○

－

○

ドロップライト収納箱

×

○

○

グラップル収納箱

×○○

水中テレビカメラ支持ポール（アルベルグ
製）

×

○

○

チャンネル固縛仮置き架台（16 ㎏/枚）

×

○

○

NFV 用吊り具ワイヤ

×

○

○

除染ピット用クーラー

○

－

○

スポットクーラー×○○

注水ユニット×○○

キャスク底部固定金具

×

○

○

足場収納箱（アトックス）

○

－

○

○
（約 800 ㎏,約12m）○（＜100kg,
約 12m）

使用済燃料プールとの離隔距離の確保又は床面，壁面への固定設備等に該当する場合は「○」，しない場合は「×」評価フローⅡにおける評価①で「×」となった設備等のうち，評価②で落下エネルギーが最大となるものを
代表重量物として選定

別添 4-7161

第1表

現場確認等における抽出物の詳細（その 4）

評価フローⅠ

番号

15

評価①

評価②

配置 ※1

落下エネルギー○：15.5ｋJ 未満
×：15.5ｋJ 以上－：評価不要

差圧計

○

－

○

エリアモニタ○－○プロセスモニタ

○

－

○

ページング

○

－

○

固定電話

○

－

○

監視カメラ

○

－

○

IAEA カメラ○－○

使用済燃料プール温度計

×

○

○

使用済燃料プール水位計

×

○

○

水素濃度計

○

－

○

DS プールレベルスイッチ（保管箱含む）

○

－

○

RCW サージタンク液位計

○

－

○

地震計

○

－

○

テンショナ用テストブロック

○

－

○

スタッドボルト試験片

○

－

○

FHM 用テストウェイト

×

×

×

シッパーキャップ架台（16 キャップ含む）

×

×

×

シッピング装置架台

×

×

×

抽出項目

詳細

計器・カメラ・通信
機器類

16 試験・検査用機材類

1718

19 重大事故等対処設備

※１
※２

選定結果
代表重量物 ※2

可動ステージ○－○

キャスク除染ピットカバー

○

－

○

DS プールカバー

××

×

原子炉ウェルシールドプラグ

○

－

○

スキマサージタンク用コンクリートプラグ

×

×

×

SFP スロットプラグ

×

×

×

SFP スロットプラグ吊り具

×

×

×

コンクリートプラ
グ・ハッチ類空調機

評価フロ－ⅡDSP スロットプラグ

○

－

○

DS スロットプラグ吊り具

○

－

○

新燃料貯蔵庫コンクリートプラグ

×

×

×

○
（＜300kg,
約 4m）○（約 500 ㎏,約14m）○（約 7.5t,
約 14m）FPC

F/D コンクリートプラグ

×

×

×

CUW

F/D コンクリートプラグ

×

×

×

空調機

○

－

○

FHM 操作室空調機

○

－

○

○

静的水素再結合器

○

－

○

○

常設スプレイヘッダ○－○

使用済燃料プールとの離隔距離の確保又は床面，壁面への固定設備等に該当する場合は「○」，しない場合は「×」評価フローⅡにおける評価①で「×」となった設備等のうち，評価②で落下エネルギーが最大となるものを
代表重量物として選定

別添 4-8162

第1表

現場確認等における抽出物の詳細（その 5）

評価フローⅠ

評価フロ－Ⅱ
評価①

番
号

19

※１
※２

抽出項目

その他

詳細

配置

※1

評価②
落下エネルギー○：15.5ｋJ 未満
×：15.5ｋJ 以上－：評価不要

選定結果

配管

○

－

○

チェッカープレート

×

○

○

非常誘導灯

○

－

○

消火設備

○

－

○

掲示物

○

－

○

ガラス

○

－

○

ダクト

○

－

○

ブローアウトパネル

○

－

○

ケーブル

×

○

○

救命用具

×

○

○

定検資機材

×

○

○

RCW サージタンク

○

－

○

時計

○

－

○

手すり収納箱

○

－

○

ステップ

×

○

○

カメラケース×○○

カメラ用架台×○○×

ペリスコープ用架台

×

キャビネット（コンテナ類含む）○

使用済用垂直吊具アーム収納箱（NFT）4 本

○

－

○

安全帯用ポール及び連結板

×

○

○

内蓋吊金具収納箱

××

×

垂直吊具エアー操作ユニット(1)

○

－

○

リークテスト測定装置ホース収納箱

○

－

○

蓋仮置き台

○

－

○

代表重量物 ※2×○フランジプロテクター

×

○

○

蓋吊具（DC 用，NFT 用）

×

×

×

ボンベ台車

×

○

○

収納缶（冷却用）×○○

ハンドリフター（2ｔ）

○

－

○

加圧タンク

×

○

○

ヘリオット

×

○

○

位置決めラグ×××

RPV ヘッド架台

×××

真空乾燥装置

○

－

○

新燃料容器

×

×

×

コンテナ用枕木×○○○（約 1000 ㎏,
約 14m）

使用済燃料プールとの離隔距離の確保又は床面，壁面への固定設備等に該当する場合は「○」，しない場合は「×」評価フローⅡにおける評価①で「×」となった設備等のうち，評価②で落下エネルギーが最大となるものを
代表重量物として選定

別添 4-9163

添付資料 2

使用済燃料プールへの落下時影響評価が必要な重量物の評価フロー

Ⅰ．使用済燃料プール周辺の設備等の抽出
使用済燃料プール周辺の設備等について，現場確認，機器配置図等による確認及び使用済燃料プール周辺の作業実績から抽出し，抽出した設備等について項目分類を行う。

Ⅱ．使用済燃料プールへの落下を検討すべき重量物の抽出
評価フローⅠで抽出した設備等について，項目毎に使用済燃料プールとの離隔距離や設置方法などを考慮し，使用済燃料プールに落下するおそれがな
いものは検討不要とする。
上記の対象外となった項目の設備等について，落下エネルギーと，気中落
下試験時の燃料集合体の落下エネルギー ※ を比較し，使用済燃料プールへの落下を検討すべき重量物を選定する。

※

燃料集合体の落下を想定した場合でも使用済燃料プールライニングの健全性は確保されることから，燃料集合体と同等の落下エネルギーを選定の目安とした。詳細は，燃料集合体落下時の使用済燃料プールライニ
ングの健全性について（添付資料 3）参照。

Ⅲ．落下防止の対応状況評価
評価フローⅡで使用済燃料プールへの落下を検討すべき項目とした設備等に対し，耐震評価，設備構造及び運用状況について適切性を評価する。

別添 4-10164

Ⅳ．使用済燃料プールへの落下時影響評価が必要なもの
評価フローⅢで落下防止対策が不十分とした重量物は，落下時に使用済燃料プールの機能を損なうおそれがあることから，使用済燃料プールへの落下
時影響評価を実施する。

Ⅴ．使用済燃料プールへの落下時影響評価が不要なもの
評価フローⅡで検討不要，または評価フローⅢで落下防止は適切としたものは，使用済燃料プールの機能を損なう重量物ではないことから，落下時影
響評価は不要とする。

別添 4-11165

Ⅰ．使用済燃料プール周辺の設備等の抽出Ⅱ．使用済燃料プール

検討不要への落下を検討すべき重量物の抽出検討要Ⅲ．落下防止の対応状
況評価

適切

不十分

第1図

Ⅳ．使用済燃料プールへの落下時

Ⅴ．使用済燃料プールへの落下時

影響評価が必要なもの

影響評価が不要なもの

使用済燃料プールへの落下時影響評価が必要な重量物の評価フロー

別添 4-12166

添付資料 3

燃料集合体落下時の使用済燃料プールライニングの健全性について

燃料の貯蔵設備については，「発電用軽水型原子炉施設に関する安全設計審査指針」の指針 49 に以下の記載がある。

指針 49．燃料の貯蔵設備及び取扱設備
２．使用済燃料の貯蔵設備及び取扱設備は，前項の各号に掲げる事項のほか，次の各号に掲げる事項を満足する設計であること。
（４）貯蔵設備は，燃料集合体の取扱い中に想定される落下時においても，その安全機能が損なわれるおそれがないこと。

使用済燃料プールへの燃料集合体落下については，模擬燃料集合体を用いた
気中落下試験を実施し，万一の燃料集合体の落下を想定した場合においても，
ライニングが健全性を確保することを確認している ※1 。
試験結果としては，ライニングの最大減肉量は初期値 3.85mm に対して 0.7㎜であった。また，落下試験後のライニング表面の浸透探傷試験の結果は，割れ等の有害な欠陥は認められず，燃料落下後のライニングは健全であることが確認された。

※1 「沸騰水型原子力発電所

燃料集合体落下時の燃料プールライニングの健全性について」（HLR-050）

別添 4-13167

図 1 は，気中による模擬燃料集合体の落下試験の方法を示したものである。
水中の燃料集合体重量は，本試験で使用した模擬燃料集合体の重量未満であり，燃料集合体の高さについても，本試験の落下高さ未満となっている。また，燃料集合体の落下時は，水の抵抗による減速効果が期待できることから，
この試験は保守的な評価結果となっている。

図1

模擬燃料集合体落下試験方法

図 1 に示す落下試験における模擬燃料集合体質量は，燃料チャンネルボック
スを含めた状態で 310kg と保守的 ※２ であり，燃料落下高さは燃料取替機による燃料移送高さを考慮し，5.1m と安全側である。
※2 東海第二発電所にて取り扱っている燃料集合体質量（燃料チャンネルボ
ックス含む）は，310kg 未満であることを確認している。
別添 4-14168東海第二発電所

原子炉冷却材圧力バウンダリ

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。

第 17 条原子炉冷却材圧力バウンダリ

目

1.

2.

次

基本方針

1

1.1

要求事項の整理1

1.2

追加要求事項に対する適合性3

原子炉冷却材圧力バウンダリ

11

2.1

原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲の抽出

11

2.2

誤操作防止措置対象弁の運用及び管理について

14

2.3

原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲の配管・弁の仕様について

16

2.4

原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲の強度・耐震評価について

18

2.5

原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲の配管・弁の保全方法について
192.6

原子炉冷却材圧力バウンダリ範囲拡大に伴う配管，弁等の品質保証及び検査内容の変更について

3.

21

別紙
別紙 1

原子炉冷却材圧力バウンダリ弁抽出フロー

別紙 2

原子炉冷却材圧力バウンダリ概要図

別紙 3

管台と母管との溶接継手についての今後の点検の妥当性について

別紙 4

原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲の抽出プロセスについて

別紙 5

原子炉冷却材圧力バウンダリから除外される配管口径の求め方

別紙 6

ほう酸水注入系配管を原子炉冷却材圧力バウンダリから除外できる

理由

4.

別添
別添 1

東海第二発電所
ダリ

運用，手順等説明資料

原子炉冷却材圧力バウン

＜概

要＞

1. において，「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則」（以下「設置許可基準規則」という。），「実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」（以下「技術基準規則」という。）の追加要求事項を明確化するとともに，それら要求に対する東海第二発電所における適合性を示す。

2. において，設計基準事故対処設備について，追加要求事項に適合するために必要となる機能を達成するための設備又は運用等について説明する。

1.

基本方針

1.1

要求事項の整理
原子炉冷却材圧力バウンダリに関する設置許可基準規則第 17 条並びに技術基準規則第 27 条及び第 28 条の要求事項を第 1-1 表に示し，追加要求事項を明確化する。

第 1-1 表設置許可基準規則第 17 条並びに技術基準規則第 27 条及び第 28 条の要求事項

設置許可基準規則
第 17 条（原子炉冷却材圧力バ
ウンダリ）

技術基準規則第 27 条（原子炉冷却材圧力バ
ウンダリ）

追加要求
事項

発電用原子炉施設には，次に変更なし

掲げるところにより，原子炉冷（ただし，却材圧力バウンダリを構成する

解釈にて，
－

機器（安全施設に属するものに原子炉冷却限る。以下この条において同材圧力バウじ。）を設けなければならな

ンダリの範

い。

囲が拡大）

一

通常運転時，運転時の異常

原子炉冷却材圧力バウンダリ 変更なし

な過渡変化時及び設計基準事 を構成する機器は，一次冷却系
故時に生ずる衝撃，炉心の反 統に係る発電用原子炉施設の損応度の変化による荷重の増加 壊その他の異常に伴う衝撃，炉その他の原子炉冷却材圧力バ 心の反応度の変化による荷重のウンダリを構成する機器に加 増加その他の原子炉冷却材圧力
わる負荷に耐えるものとする バウンダリを構成する機器に加こと。

わる負荷に耐えるように施設しなければならない。

17 条-1

1

設置許可基準規則
第 17 条（原子炉冷却材圧力バ
ウンダリ）
二

技術基準規則第 28 条（原子炉冷却材圧力バ
ウンダリの隔離装置
等）

追加要求
事項

原子炉冷却材圧力バウンダリ 変更なし

原子炉冷却材の流出を制限するため隔離装置を有するも には，原子炉冷却材の流出を制のとすること。

限するよう，隔離装置を施設しなければならない。

三通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事

変更なし

故時に瞬間的破壊が生じない－

よう，十分な破壊じん性を有するものとすること。
四原子炉冷却材圧力バウンダ ２

発電用原子炉施設には，原 変更なし

リからの原子炉冷却材の漏え

子炉冷却材圧力バウンダリかいを検出する装置を有するもらの原子炉冷却材の漏えいをのとすること。

検出する装置を施設しなければならない。

17 条-22

1.2

追加要求事項に対する適合性（１）位置，構造及び設備（3）その他の主要な構造（ⅰ） 本発電用原子炉施設は，(1)耐震構造，(2)耐津波構造に加え，以下の基本的方針のもとに安全設計を行う。
a. 設計基準対象施設（l） 原子炉冷却材圧力バウンダリ
原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する機器（安全施設に属するものに限る）は，以下を考慮した設計とする。
通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時に生ずる衝撃，炉心の反応度の変化による荷重の増加その他の原子炉冷却材圧力バウ
ンダリを構成する機器に加わる負荷に耐える設計とする。
原子炉冷却材の流出を制限するために隔離装置を有する設計とする。
通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時に瞬間的破壊が生じないよう，十分なじん性を有する設計とする。
原子炉冷却材圧力バウンダリからの原子炉冷却材の漏えいを検出する装置を有する設計とする。
なお，原子炉冷却材圧力バウンダリに含まれる接続配管の範囲は，以下とする。
（一） 通常時開及び事故時閉となる弁を有するものは，原子炉側からみて，第２隔離弁を含むまでの範囲とする。
（二） 通常時又は事故時に開となるおそれがある通常時閉及び事故時閉となる弁を有するものは，原子炉側からみて，第２隔離弁を含むまでの範囲とする。

17 条-3

3

（三） 通常時閉及び事故時閉となる弁を有するもののうち，(二)以外のものは，原子炉側からみて，第１隔離弁を含むまでの範囲とする。
（四） 通常時閉及び原子炉冷却材喪失時開となる弁を有する非常用炉心冷却系等も（一）に準ずる。
（五） 上記において「隔離弁」とは，自動隔離弁，逆止弁，通常時施錠管理等でロックされた閉止弁及び遠隔操作閉止弁をいう。
なお，通常時閉，事故時閉となる手動弁のうち個別に施錠管理を行う弁は，開となるおそれがなく，上記（三）に該当することから，１個の隔離弁を設けるものとする。

（２）安全設計方針該当なし（３）適合性説明（原子炉冷却材圧力バウンダリ）
第十七条 発電用原子炉施設には，次に掲げるところにより，原子炉冷却材
圧力バウンダリを構成する機器（安全施設に属するものに限る。以下この条において同じ。）を設けなければならない。
一 通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時に生ずる衝撃，炉心の反応度の変化による荷重の増加その他の原子炉冷却材圧力バウ
ンダリを構成する機器に加わる負荷に耐えるものとすること。
二 原子炉冷却材の流出を制限するため隔離装置を有するものとすること。
三 通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時に瞬間的破壊が生じないよう，十分な破壊じん性を有するものとすること。

17 条-44

四 原子炉冷却材圧力バウンダリからの原子炉冷却材の漏えいを検出する装置を有するものとすること。

適合のための設計方針
１ について原子炉冷却材圧力バウンダリは，次の範囲の機器及び配管とする。
（1） 原子炉圧力容器及びその付属物（本体に直接付けられるもの及び制御棒駆動機構ハウジング等）（2） 原子炉冷却材系を構成する機器及び配管（一次冷却材設備系配管及び弁）（3） 接続配管
a. 通常時開及び事故時閉となる弁を有するものは，原子炉側からみて，第二隔離弁を含むまでの範囲とする。
b. 通常時又は事故時に開となるおそれがある通常時閉及び事故時閉となる弁を有するものは，第二隔離弁を含むまでの範囲とする。
c. 通常時閉及び事故時閉となる弁を有するもののうち，b. 以外のもの
は，原子炉側からみて，第一隔離弁を含むまでの範囲とする。
d. 通常時閉及び原子炉冷却材喪失時開となる弁を有する非常用炉心冷却系
等も a.に準ずる。
e. 上記において「隔離弁」とは，自動隔離弁，逆止弁，通常時ロックされた閉止弁及び遠隔操作閉止弁をいう。なお，通常時閉，事故時閉となる
手動弁のうち個別に施錠管理を行う弁は，開となるおそれがなく，上記
c. に該当するものとする。

17 条-55

原子炉冷却材圧力バウンダリの拡大範囲（以下「拡大範囲」という。）となる残留熱除去系停止時冷却系供給ライン及び残留熱除去系停止時冷却系戻りラインについては，従来クラス２機器としていたが，上記 b .に該当する
ため，原子炉冷却材圧力バウンダリ範囲としてクラス１機器における要求を満足することを確認する。
拡大範囲については，クラス１機器供用期間中検査を行い，健全性を確認する。

一及びニについて
原子炉冷却材圧力バウンダリに属する機器及び配管は，原子炉施設の寿命中を通じて高い信頼性を得るように材料を選択するとともに，通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時において生じると考えられる圧力，熱荷重，地震荷重等の必要な組み合わせに耐え，かつ，機能を維持できる設計とする。
通常運転時において，出力運転中，圧力制御系により原子炉圧力を一定に保持する設計とする。原子炉起動，停止時の原子炉冷却材の加熱・冷却速度を一定の値以下に抑え，また原子炉再循環ポンプに適切なインターロックを設けて誤作動による熱衝撃を抑えること等ができる設計とする。
タービントリップ，主蒸気隔離弁閉止等の運転時の異常な過渡変化時において，「主蒸気止め弁閉」，「主蒸気隔離弁閉」等の原子炉スクラム信号を発する安全保護回路を設け，また主蒸気逃がし安全弁を設けるなどにより，原
子炉冷却材圧力バウンダリ過渡最大圧力が原子炉冷却材圧力バウンダリの最
高使用圧力の 1.1 倍以下となる設計とする。

17 条-66

事故時において，原子炉冷却材圧力バウンダリの健全性が問題となる可能性があるものとして，制御棒落下がある。これについては「原子炉出力ペリ
オド短」，「中性子束高」等の原子炉スクラム信号を発する安全保護回路を設
け，制御棒落下速度リミッタ，制御棒価値ミニマイザなどの対策とあいまって，事故時の燃料の二酸化ウランの最大エンタルピを抑え，原子炉冷却材圧
力バウンダリの健全性を確保できる設計とする。
また，原子炉冷却材圧力バウンダリの圧力は，事故時において最高使用圧
力の 1.2 倍以下となる設計とする。

原子炉冷却材圧力バウンダリとならない部分からの異常な漏えいが生じた
場合において，原子炉冷却材の喪失を停止させるため，配管系の通常運転時の状態及び使用目的を考慮し，適切な隔離弁を設ける設計とする。

三について
通常運転時，運転時の異常な過渡変化及び事故時における原子炉冷却材圧
力バウンダリの脆性的挙動及び急速な伝播型破断の発生を防止するために，
フェライト系鋼で製作する機器に対しては，設計，製作及び水圧試験時に特別の注意を払う。
設計及び製作においては，溶接部を含む使用材料に起因する不適合や欠陥の介在を防止するため，材料仕様，溶接及び熱処理の管理を行うとともに，非破壊検査及び破壊靭性の確認を行う。
比較的低温で加圧する水圧試験時には，加える圧力に応じ，最低温度の制限を加える。

17 条-77

供用期間中検査（溶接部等の非破壊検査，耐圧部の漏えい試験等）を実施
し，構成機器の構造や気密の健全性を評価し，また欠陥の発生の早期発見のため漏えい検出系を設置して監視を行えるよう設計する。
また，原子炉圧力容器の母材及び溶着金属については，試験片を原子炉圧力容器内に挿入して，原子炉圧力容器と同様な条件で照射し，定期的に取出し衝撃試験を行い破壊靭性の確認を行う。

四について
通常運転時，原子炉冷却材圧力バウンダリからの原子炉冷却材の漏えい
は，格納容器床ドレン流量計及び格納容器機器ドレン流量計の測定により検知できる設計とする。

1. 3 気象等
該当なし

1. 4 設備等（手順等含む）
５．原子炉冷却系統施設
5.1 １次冷却設備
5.1.1 通常運転時等
5.1.1.4 主要設備
5.1.1.4.6 弁 類
原子炉冷却系の弁類として，主蒸気隔離弁，逃がし安全弁，給水隔離弁，ベント弁，ドレン弁，逆止弁等を設け，このうち主要な弁については，中央制御室に弁の開閉表示を行う。

17 条-88

原子炉圧力容器及び一次冷却材設備に接続され，その一部が原子炉冷却材
圧力バウンダリを形成する配管系に関して原則として，次のとおり隔離弁を設ける。
a. 通常時開及び事故時閉の場合は 2 個の隔離弁
b．通常時開及び事故時開となるおそれがある通常時閉及び事故時閉の場
合は 2 個の隔離弁
c. 通常時閉及び事故時閉のうち b.以外の場合は１個の隔離弁 d. 通常時
閉及び事故時開の非常用炉心冷却系等は a.に準ずる。
ここで「隔離弁」とは，自動隔離弁，逆止弁，通常時ロックされた閉止弁及び遠隔操作閉止弁をいう。

5.1.1.6 手順等
原子炉冷却材圧力バウンダリについては，以下の内容を含む手順を定め，適切な管理を行う。
(1)原子炉再循環系ＣＵＷ入口ドレンラインの第１隔離弁については，通常時又は事故時開となるおそれがないように施錠管理によるハンドルロックを
実施する。

6.

計測制御系統施設

6.3.4
6.3.4.1

原子炉プラント・プロセス計装
概要

原子炉の適切かつ安全な運転のため，核計装のほかに，原子炉施設の重要な部分には，すべてのプロセス計装を設ける。原子炉プラント・プロセス計装
は，温度，圧力，流量，水位等を測定及び指示するものであるが，一部を除き必要な指示及び記録計器は，すべて中央制御室に設置する。
17 条-99

原子炉プラント・プロセス計装は，原子炉圧力容器計装，再循環回路計装，原子炉給水及び蒸気系計装，制御棒駆動機構計装及びそのほかの計装から構成されている。
原子炉の停止，炉心冷却及び放射性物質の閉じ込めの機能の状況を監視するために必要なパラメータは，設計基準事故時においても監視でき確実に記録及び保存ができる。

6.3.4.2(4)

設計方針

原子炉冷却材圧力バウンダリからの原子炉冷却材の漏えいがあった場

合，その漏えいを検出するのに必要なプロセス計装を設ける。

6.3.4.3

主要設備(5)漏えい検出系計装
原子炉冷却材圧力バウンダリからの原子炉冷却材の漏えいは，ドライウェル
内ガス冷却装置のドレン量，格納容器内サンプ水量の測定により約 3.8L/minの漏えいを 1 時間以内に検出できるようにする。また，格納容器雰囲気中の核
分裂生成物の放射性物質濃度の測定によっても漏えいを検出できるようにする。測定値は，指示するとともに，原子炉冷却材の漏えい量が多い場合には警報を出す。

17 条-1010

2.

原子炉冷却材圧力バウンダリ

2.1

原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲の抽出
原子炉冷却材系統に接続され，その一部が原子炉冷却材圧力バウンダリを形成する配管系には，原子炉冷却材圧力バウンダリとならない部分からの異常な漏えいが生じた場合において，原子炉冷却材の流出を制限するため，その配管系を通じての漏えいが，通常運転時の制御棒駆動水圧系／原子炉隔離
時冷却系ポンプによる補給水量等を考慮し許容できる程度に小さいものを除
いて，次のとおり隔離弁を設ける。
a. 通常運転時開，事故時閉の場合は 2 個の隔離弁
b. 通常運転時閉，事故時閉の場合は 1 個の隔離弁
c. 通常運転時閉，事故時開の非常用炉心冷却設備等は a.に準ずる。
なお，b.に準ずる隔離弁において，通常運転時又は事故時に開となるおそれのある場合は 2 個の隔離弁を設ける。ここで「隔離弁」とは，自動隔離弁，逆止弁，通常時ロックされた閉止弁及び遠隔操作閉止弁をいう。また，
通常運転時閉，事故時閉となる手動弁のうち，施錠管理を行う弁は開となる
おそれがなく，上記 b.に該当することから，1 個の隔離弁を設けるものとする。

(1)

範囲が拡大される可能性のあるものの抽出
設置許可基準規則の解釈第 17 条第 1 項に基づき，原子炉圧力容器に接続される全ての配管系を対象として，従来は原子炉側から見て第 1 隔離弁までの範囲としていたものが第 2 隔離弁を含む範囲に拡大される箇所の有無について，原子炉冷却材圧力バウンダリ全体を対象に別紙 1 のフローに基づき確認した。

17 条-1111

このフローに基づき原子炉冷却材圧力バウンダリに接続される各配管及び弁を選別した結果を別紙 2 に示す。
別紙 2 に示すとおり，原子炉冷却材圧力バウンダリの範囲が拡大される可能性があるものとして以下のものが抽出された。
・原子炉再循環系ＣＵＷ入口ドレンライン
・残留熱除去系原子炉停止時冷却系供給ライン
・残留熱除去系原子炉停止時冷却系戻りライン(2)

拡大要否の検討
原子炉再循環系ＣＵＷ入口ドレンラインの隔離弁は，施錠により弁ハンドルの固定が行われている手動弁である。したがって，当該ラインの弁については，弁ハンドルの固定を行うことで弁の誤操作防止措置を講じており，「通常時又は事故時において開となるおそれはない」ことから，原子炉冷却材圧力バウンダリの範囲は拡大されないことを確認した。
一方，残留熱除去系原子炉停止時冷却系供給ライン，残留熱除去系原子炉停止時冷却系戻りラインに設置している隔離弁については，以下の理由から「開となるおそれ」が否定できない。

ａ．残留熱除去系原子炉停止時冷却系供給ライン
第 1 隔離弁は原子炉圧力が高い場合には開とならないようインターロ
ックを設けているが，中央制御室から遠隔操作する電動弁であるため，
誤動作により開となるおそれがある。

ｂ．残留熱除去系原子炉停止時冷却系戻りライン

17 条-1212

第 1 隔離弁は逆止弁であるため，原子炉圧力が高い場合には開とならないが，原子炉圧力が低く，残留熱除去系ポンプが起動している場合，開となるおそれがある。
よって，残留熱除去系原子炉停止時冷却系供給ライン，戻りラインについては，第 1 隔離弁から第 2 隔離弁を含むまでの範囲が新たに原子炉冷却材圧力バウンダリとして拡大されることを確認した。

従来のバウンダリの範囲

原子炉
再循環系
配管

新たにバウンダリとなった範囲

Ｍ

Ｍ
残留熱除去系ポンプ

供給ライン
第１隔離弁

供給ライン
第２隔離 弁（残留熱除去系停止時冷却系供給ライン）

新たにバウンダリとなった範囲

従来のバウンダリの範囲

Ｍ

Ｎ

戻りライン
第２隔離弁

戻りライン
第１隔離弁

残留熱除去系ポンプ

原子炉
再循環系
配管

（残留熱除去系停止時冷却系戻りライン）

第 2-1 図原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大概念図

17 条-1313

2.2

誤操作防止措置対象弁の運用及び管理について
原子炉再循環系ＣＵＷ入口ドレンラインの第 1 隔離弁（原子炉再循環ポン

プ（A）系ＣＵＷ入口ドレン弁及び原子炉再循環ポンプ（B）系ＣＵＷ入口ドレン弁）は，弁ハンドルをチェーンで固縛した上で南京錠を使用し施錠することで，通常時又は事故時において開となるおそれがないよう管理している。
施錠管理に用いる鍵の取扱いについては社内規程に定め，発電長が保管，管理を行う。
なお，当該弁は格納容器内に設置している手動弁であり，通常運転中は所員用エアロック等が施錠され，窒素雰囲気であることから弁操作場所へのアクセスができない。
また，当該弁の定検中の管理については，従来から作業毎に作業票により適切に管理を行っており，原子炉起動前には弁状態確認（全閉確認及びトル
クチェック）を行っている。加えて，今後は，弁ハンドルをチェーンで固縛し，施錠を実施する。

B35-F051A

第 2-2 図原子炉再循環ポンプ（A）系ＣＵＷ入口ドレン弁

施錠状態

17 条-1414

第 2-1 表

手動弁の管理リスト

隔離弁となる手動弁の種類

弁名称

弁番号

通常時閉及び事故時閉とな

原子炉再循環ポンプ（A）系Ｃ

B35-F051A

る弁を有するもの ※1 (第1ＵＷ入口ドレン弁

隔離弁まで)※2

原子炉再循環ポンプ（B）系Ｃ

B35-F051B

ＵＷ入口ドレン弁※1：通常時又は事故時において開となるおそれはないもの。
※2：原子炉冷却材圧力バウンダリ概要図（別紙2）の凡例③による。

17 条-1515

2.3

原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲の配管・弁の仕様について
新たに原子炉冷却材圧力バウンダリとなる配管・弁の仕様を第 2-2 表～第2-5 表に示す。これにより，新たに原子炉冷却材圧力バウンダリとなる配管・弁の設計仕様が，従来の原子炉冷却材圧力バウンダリ内の系統の設計仕様（最高使用圧力，最高使用温度）と同じであることを確認した。
また，新たに原子炉冷却材圧力バウンダリとなる配管・弁の材料がクラス
1 機器の材料として適切であることを確認した。
原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲

第 2-2 表残留熱除去系停止時冷却系供給ラインの配管の仕様
最高使用圧力最高使用温度

第 1 隔離弁上流

外径／厚さ

材料

508mm／
8.62MPa[gage]

302℃（供給ライン）

SUS304TP
32.5mm

第 1 隔離弁から508mm／
第 2 隔離弁間

8.62MPa[gage]

302℃

SUS304TP
32.5mm

（供給ライン）

第 2-3 表残留熱除去系停止時冷却系供給ラインの弁の仕様
材料

最高使用

主要寸法

温度

（呼び径）

弁箱

弁ふた

8.62MPa[gage]

302℃

500A

SCS14

SCS14

8.62MPa[gage]

302℃

500A

SCS14

SCS14

最高使用圧力第 1 隔離弁（供給ライン）
第 2 隔離弁（供給ライン）17 条-1616

第 2-4 表

残留熱除去系停止時冷却系戻りラインの配管の仕様
最高使用圧力最高使用温度

第 1 隔離弁下流

外径／厚さ

材料

318.5mm／10.69MPa[gage]

302℃（戻りライン）

SUS304TP
25.4mm

第 1 隔離弁からSUS316TP
318.5mm／

第 2 隔離弁間

10.69MPa[gage]

302℃

SUSF31625.4mm（戻りライン）

第 2-5 表SUS304TP

残留熱除去系停止時冷却系戻りラインの弁の仕様
最高使用

主要寸法

温度

（呼び径）

302℃

300A

材料

最高使用圧力第 1 隔離弁
10.69MPa[gage]（戻りライン）

弁箱

弁ふたSCS16ASUSF316L

SCS14

SUS316

SCS14

SCS14

第 2 隔離弁
10.69MPa[gage]

302℃

300A

（戻りライン）17 条-1717

2.4

原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲の強度・耐震評価について
新たに原子炉冷却材圧力バウンダリとなる配管・弁については，従来クラス 2 としての強度・耐震評価を実施していたが，原子炉冷却材圧力バウンダ
リ範囲の拡大に伴い，以下のとおり，クラス 1 としての基準地震動Ｓs を用いた強度・耐震評価を行い，技術基準規則の要求を満足していることを確認する。なお，強度・耐震評価の結果，クラス 1 の要求事項を満足できない場
合は，改造等により技術基準へ適合することを確認していく。
(1)

強度評価
クラス2配管・弁及びクラス1配管・弁及び

支持構造物

支持構造物

技術基準規則要求

設計条件における応力評 設計条件，運転状態Ⅰ，Ⅱ，
価

Ⅲ，Ⅳにおける応力評価
運転状態Ⅰ，Ⅱにおける熱応力ラチェット評価

第17条 構造・強度 運転状態Ⅰ，Ⅱにおける運転状態Ⅰ，Ⅱにおける疲
疲労評価，延性破断及び労評価
座屈評価
設計条件，運転状態Ⅰ，Ⅱ，
Ⅲ，Ⅳにおける座屈評価
また評価上は，クラス 2 とクラス 1 では規格計算式，許容値も異なる。

(2)

耐震評価
当該ラインは，従来より耐震Ｓクラスであるため技術基準規則の要求事
項に変更はない。
ただし，強度評価と同様に評価体系（許容値，計算式）が異なる。

17 条-1818

2.5

原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲の配管・弁の保全方法について新たに原子炉冷却材圧力バウンダリとなる配管・弁については，日本機械学会「発電用原子力設備規格

維持規格 2008 年度版」（以下「維持規格」という。）に基づくクラス 1 機器供用期間中検査に組込み，検査を実施していく必要がある。
東海第二発電所では，新たに原子炉冷却材圧力バウンダリとなる配管・弁について，従来よりクラス 1 機器供用期間中検査に組込み検査を実施していることを確認した。
このため，拡大範囲の検査に変更はなく今後も継続して同様の検査を実施する。（第 2-6 表）

17 条-1919

17 条-2020

より健全性を確認する。
17 条-20

拡大範囲の管と小口径管台（3／4B，1B）との溶接継手は，維持規格において表面試験が免除されており，漏えい試験に100%/1 定検※２（漏えい試験）同左

試験程度

建設時に，原子炉冷却材圧力バウンダリ系統圧力の 1.25 倍以上の圧力にて耐圧試験を実施。

（100％）

ＶＴ ※２

ＶＴ ※１

試験方法

従来の検査項目※１

全ての耐圧機器ＶＴ―

7.5%/7 年

類似弁毎に 1 台の弁本体の内表面ＶＴ

全数の 25%/7 年

溶接継手数の 7.5%/7 年

溶接継手数の 25%/7 年

試験程度

25%/7 年

―

ＶＴ

ＰＴ

ＵＴ

試験方法

規格要求（クラス 1 機器 ISI）

締付け部

弁のボルト

（100％）

ＶＴ（100％）

け溶接継手

支持構造物

ＰＴ

（100％）

ＵＴ

ＰＳＩ

建設時の検査項目

原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲の検査について

配管の支持部材取付

配管の溶接継手

検査対象

第 2-6 表2.6

原子炉冷却材圧力バウンダリ範囲拡大に伴う配管，弁等の品質保証及び検査内容の変更について(1)

クラスに対する品質保証上の取扱いについて
今回，新たに原子炉冷却材圧力バウンダリ範囲拡大となる残留熱除去系
停止時冷却系供給ライン，戻りラインの配管，弁等について，製造・据付時における重要度クラスによる品質保証上の違いについて整理した。

ａ．製造プロセス
当該ラインの配管，弁について，製造メーカにおける製造プロセスを確認した結果，クラス 1 機器とクラス 2 機器では，非破壊検査の項目以外は製造時のプロセスは同一である。

第 2-7 表

メーカにおけるクラス 1 機器とクラス 2 機器の製造プロセスの比較

名称

製造メーカ

製造プロセス

製品構造，型
番

配管

素材メーカ

クラス 1 機器として

クラス 1 機器とクラス 1 機器

の実績有

同一 ※１

と同一

管台

素材メーカ

同上

同上

同上

エルボ

継手メーカ

同上

同上

同上

弁

弁メーカ

同上

同上

同上

※１：素材非破壊検査の要求が一部異なるが，それ以外の製造プロセスは同一

ｂ．据付プロセス
当該ラインの据付を施工するメーカはプラントメーカのみであり，据付時はクラス 1 機器及びクラス 2 機器においても同じ要領による作業フ
17 条-21

21

ローで実施しており，非破壊検査の項目以外は据付時のプロセスは同一である。
また，据付時の使用前検査及び溶接事業者検査の検査項目についても重要度クラスでの差異はない。

以上のことから，製造・据付プロセスにおいて，クラス 1 機器及びクラス 2 機器での非破壊検査の項目は異なるが，当該ラインの配管，弁等については，クラス 1 機器と同じ系統仕様，構造，型番であり，同一の製造・据付プロセスであることから品質においてもクラス 1 機器と同等であると
考える。

(2)

残留熱除去系停止時冷却系供給ライン，戻りライン配管及び弁の検査項
目について
残留熱除去系停止時冷却系供給ライン，戻りライン配管及び弁の製作・据付時における検査を第 2-8 表に示す。

ａ．配管・弁について
当該ラインの配管・弁については，製造メーカにてクラス 1 機器に要求される非破壊検査を実施していることを確認した。

ｂ．溶接部について
当該ラインの溶接部については，非破壊検査においてクラス 1 機器との相違があるものの，以下の対応を実施することにより，クラス 1 機器と同等であると考える。
・当該ラインの配管の周溶接継手の一部でＰＴの記録を確認できなかっ17 条-22

22

た（クラス 2 配管に対する検査要求はＲＴのみで，ＰＴの要求はない）。よって，該当する溶接継手については念のためＰＴを実施し異常のないことを確認した。
・当該ラインの配管には小口径配管（3／4B，1B）を接続する管台が溶接されている。クラス 1 配管の管台溶接継手に対しては 1／2ＰＴが要求されているが，従前はクラス 2 配管であったことから 1／2ＰＴの要求はなく，供用後に同様の検査を実施することはできない。
しかし，管台溶接継手は据付時に最終層ＰＴ及び耐圧試験にて健全性を確認しており，今後も漏えい試験で継続的に健全性を確認する。
（別紙 3 参照）

以上から，新たに原子炉冷却材圧力バウンダリとなる範囲は，非破壊検査についてもクラス 1 機器と同等の検査を実施していると考える。

17 条-23

23

第 2-8 表

原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲の検査項目（製作・据付時の検査）部位

検査要求（規格要求）

検査実績

備考

クラス 1 クラス 2 （記録等確認）
配管

第 1 隔離弁から第 2 隔

UT+MT/PT－○ UT+PT

RT/UT

RT○ RT+PT

RT○ RT+PT

離弁間の配管弁

第 2 隔離弁箱・弁蓋

弁+MT/PT
弁体

RT/UT(供給ライン)+MT/PT

弁体

UT+MT/PT－○ UT+PTUT+MT/PT－○ UT+MT(PT)

MT/PT

－

○ MT(PT)

RT+MT/PT

RT○ RT+PT(戻りライン)
ボルト(供給ライン)ボルト(戻りライン)
溶接部 配管の溶接 供給ライン
継手

※１

（一部）
戻りライン

管と管台の溶接継手

RT+MT/PT

RT○ RT+PT

1/2PT※2

MT/PT

△ PT

MT/PT

○ PT

※3

+PT
管の支持部材取付け溶接 MT/PT
継手
UT：超音波探傷試験，PT：浸透探傷試験，MT：磁粉探傷試験，
RT：放射線透過試験，－：規格要求なし○：クラス 1 機器の検査要求と同等の検査実績がある。
△：クラス 1 機器の検査要求と同等の検査実績を確認できないものが一部ある。
※1：建設時の PT 実施記録がない溶接継手については，改めて PT を実施し判定基準を満足していることを確認した。
※2：溶接深さの 2 分の 1 の段階で行う PT。
※3：耐圧試験を実施している。また，ISI にて漏えい検査を実施している。
（別紙 3「管台と母管との溶接継手についての今後の点検の妥当性について」参照）

17 条-24

24

①配管
②弁
③配管溶接部④支持構造物取付溶接継手①②（第 2 隔離弁）
E12-F008

PCV③（第 1 隔離弁）
E12-F009

R/B④

第 2-3 図残留熱除去系停止時冷却系供給ライン

17 条-25

25

①配管
②弁

PLR A 系へ

③配管溶接部（第 1 隔離弁）
E12-F050A④支持構造物取付溶接継手

①
③

R/B

PCV

④

②
（第 2 隔離弁）
E12-F053A②（第 2 隔離弁）
E12-F053B

PCV
①

④

R/B

③

（第 1 隔離
E12-F050B弁）

第 2-4 図PLR B 系へ残留熱除去系停止時冷却系戻りライン

17 条-26

26

第 2-6 図

第 2-5 図

配管の据付プロセスフロー図

配管の製造プロセスフロー図（例）17 条-27

27

Ｎｏ

※１

※２

・原子炉冷却材浄化系
ドレンライン

従来範囲と変更なし

・非常用炉心冷却系等① 第２隔離弁を含むまでの範囲※２ 弁の誤操作防止措置を講じている場合は，「おそれがある」には該当しないとする。
（弁ハンドルの固定，弁操作場
所への立入防止措置）③ 第１隔離弁を含む
までの範囲

Ｎｏ

別 1-1 図原子炉冷却材圧力バウンダリ弁抽出フロー
17 条-1本フロー図に記載のイ，ロ，ニは，それぞれ「規則の解釈」における第 17 条第 1 項第 3 号 接続配管のイ，ロ，ニに該当する。

拡大範囲

・残留熱除去系 原子炉停止時冷却系供給ライン
・残留熱除去系 原子炉停止時冷却系戻りライン② 第２隔離弁を含むまでの範囲

Ｙｅｓ

ロ 通常時又は事故時に開となるおそれがある
通常時閉及び事故時閉となる弁を有する配管

拡大要否の検討

Ｎｏ

Ｙｅｓ

・計装配管
・ドレン・ベント配管等④隔離弁を設けない※１ ＜規則の解釈第１７条第３項に基づき除外される範囲＞
・原子炉の安全上重要な計測又はサンプリング等を行う配管であって，その配管を通じての漏えいが十分許容される程度に少ないもの
・過圧防護の機能を持つ安全弁を設置するためのもの

Ｙｅｓ

・原子炉冷却材浄化系ドレンライン
・残留熱除去系 原子炉停止時冷却系供給ライン
・残留熱除去系 原子炉停止時冷却系戻りライン

イ 通常時開及び事故時閉となる弁を有する配管
ニ 通常時閉及び原子炉冷却材喪失時開となる弁を有する非常用炉心冷却系等範囲が拡大される可能性があるものの抽出隔離弁を設けない配管

原子炉冷却材系統に接続する配管系

別紙 1

17 条-別紙 1-1

28

別 2-1 図

原子炉冷却材圧力バウンダリ概要図
17 条-2別紙 2

17 条-別紙 2-1

29

別紙 3
管台と母管との溶接継手についての今後の点検の妥当性について

原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲の小口径配管の管台と母管の溶接継手については，従前はクラス2機器であったため，クラス1機器の溶接時の検査として要求される1／2ＰＴ検査を実施していない。これに鑑み，当該溶接継手の今後の点検の妥当性について検討した。

1.

1／2ＰＴ検査の方法及び検査目的
1／2ＰＴ検査とは，溶接深さの 2 分の 1 の外表面に対して浸透探傷試験を行う検査であり，溶接深さの 2 分の 1 における溶接欠陥を検出することにより，最終層まで溶接した際に内在する欠陥を未然に防止するために実施される。（別 3-1 図参照）
検出される欠陥としては，別 3-1 表に示すものがある。

管台

溶接深さの1／2の段階で溶接
金属部分の外表面のＰＴを実施

母管

別 3-1 図1／2ＰＴ概念図

17 条-別紙 3-1

30

別 3-1 表

検出される欠陥の種類

想定欠陥

内

容

溶接部の凝固温度範囲又はその直下のような高温で発生
高温割れ
する割れ。
溶接後，溶接部の温度が常温付近に低下してから発生す
低温割れ
る割れ。
スラグ巻込み溶接金属中又は母材との融合部にスラグが残ること。

融合不良

溶接境界面が互いに十分に溶け合っていないこと。

2.

想定される内在欠陥
別 3-1 表の欠陥に対して施工プロセス等を踏まえて以下の観点から発生の可能性を検討した。

(1)

欠陥ごとに対する対策の観点
ａ．高温割れ，低温割れ
高温割れについては，その発生防止のため，ステンレス鋼の溶接金属には不純物（リン，硫黄）含有量を低減させるとともに，適切なデルタ
フェライトを含む成分設計としており，施工時においても高温割れ防止のため，溶接金属や母材熱影響部の強度低下やじん性の低下の観点から
層間温度の上限を管理していることから，高温割れが発生する可能性は低い。
また，低温割れについては，主に炭素鋼や低合金鋼にて発生が想定される欠陥であるため，当該部材のオーステナイト系ステンレス鋼においては，低温割れの発生は無い。

17 条-別紙 3-2

31

ｂ．スラグ巻込み，融合不良
当該箇所は溶接検査対象であることから，第三者機関にて認可された発電用原子炉施設の溶接士が溶接を実施し，次の層を溶接する前の形状の修正をする。特にビード間又はビードと開先面の境界は深い谷のような隙間をなくすようにして管理することで，スラグ巻込み，融合不良が発生しないようにしている。また，溶接棒は吸湿により性能劣化となるため，適切に管理された溶接棒の選定をしており，施工法においてもクラス 1 と同等の要領であることから，スラグ巻込み，融合不良による欠陥発生の可能性は低い。

(2)

施工上の観点ａ．残留熱除去系停止時冷却系供給ライン（建設時）当該箇所については，穴加工された管台と母管の溶接時に管台内面を不活性ガスによりバックパージを実施することで，完全溶け込み溶接としている。また，最終層まで溶接した後に規定する寸法値になるように
座内面を追加加工することで開先の裏まで溶け込んだ初層溶接部 ※ が除去されることで，溶接による内部欠陥のリスクが低減されている。
※初層部に溶接欠陥が発生しやすい要因
当該溶接部の開先形状は，初層部の開先が狭く，溶接棒の操作性が悪いため，溶接が困難。
管台

管台

溶接金属

管台

溶接金属

溶接金属
母管
初層溶接後

母管
最終層溶接後別 3-2 図母管
座内面の追加加工後

管台施工概略図

17 条-別紙 3-3

32

ｂ．残留熱除去系停止時冷却系戻りライン（改造時）当該箇所については，管台と母管を最終層まで溶接したあとに穴あけ加工を実施する施工方法であることから，溶接部において最も溶接欠陥が発生しやすいと考えられる初層部 ※ は穴あけ切削時に除去されること
で，溶接による内部欠陥のリスクが低減されている。
また，本施工を現地ではなく溶接がしやすいような作業環境，条件が確保される工場で実施しているため，欠陥発生リスクはさらに低減される。
※初層部に溶接欠陥が発生しやすい要因
当該溶接部の開先形状は，初層部の開先が狭く，溶接棒の操作性が悪いため，溶接が困難。

別 3-3 図(3)

管台施工概略図

検査の観点
当該箇所は，溶接検査対象であることから，当時の法令に従い，適切な手段を経て技術的妥当性が確認された施工法及び技量により施工されている。また，溶接検査にて適切な施工法及び技量が適用されていることを確認しており，溶接施工に関する全ての作業は，都度適切に管理され，溶接の各段階における欠陥発生に対する予防措置が十分に講じられている。
17 条-別紙 3-4

33

当該溶接部は，溶接検査において 1／2ＰＴ検査の前工程である材料検
査，開先検査，溶接検査の各工程において所定の検査に合格しているとともに，後工程の最終層ＰＴ検査，耐圧・外観検査についても合格している。
また，当該溶接部の最終層には上述の欠陥は発生していないことからも，1／2 層位置でも同等の品質は得られていると考える。

別 3-2 表高温割れ

欠陥の発生の可能性
対策

発生の可能性・高温割れの原因となる不純物（P，S）低減材

無の使用。
・高温割れ防止となるデルタフェライトを含む成分設計を採用。
・高温割れ防止の観点から，溶接時の収縮ひず
み緩和のため，層間温度の上限の管理を実施。
低温割れ

・低温割れが想定される炭素鋼や低合金鋼では無ないステンレス鋼を使用。
スラグ巻・多層盛りの層間でスラグ除去を実施。

込み

・国に認可された溶接士がクラス 1 機器と同等

無の要領で施工している。
融合不良

・開先や前のビードとの境界を溶かす作業を実無施。

17 条-別紙 3-5

34

・国に認可された溶接士がクラス 1 機器と同等の要領で施工している。
・作業性の観点から，適切に乾燥・保温された溶接棒を使用。

別 3-2 表の検討結果に示すように，当該箇所において，想定される内在欠陥の発生の可能性は考え難い。
なお，ニューシアにより過去にＢＷＲプラントで当該箇所を起因とした損傷事例を調査するとともに，継続的にニューシア情報を確認しているが，内在欠陥を起点とした損傷の情報は，確認されておらず，可能性は極めて小さいと考える。

3.

1／2ＰＴ検査の代替検査の可否
原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲の小口径管の管台と母管の溶接継手については，1／2ＰＴ検査を実施していないが，代替検査としてＵＴ検査（超音波探傷試験による体積検査），ＲＴ検査（放射線透過試験による体積検査）の実施可否を検討した。

(1)

ＵＴ検査
以下の理由により，ＵＴ検査では探傷できない。
・当該溶接部は管台溶接部であり，管台側に斜角探触子を置いて探傷した
場合，溶接部に超音波がほとんど入らない。
・母管内面側からの探傷は，既に当該配管が発電所に据え付けられているため，探触子をアクセスさせることができず，探傷できない。

17 条-別紙 3-6

35

探触 子

別 3-4 図(2)

ＵＴ検査概略図

ＲＴ検査
ＲＴ検査では，試験部の放射線の透過厚さが均一であり，フィルム及び透過度計を線源の照射方向に対して直角かつ，試験部に隙間なく設置することで，溶接規格に規定の濃度及び具備すべき透過度計の基準穴を満足した撮影をすることができる。これを満足するような当該の管台溶接の撮影
配置を考えると別 3-5 図のとおりとなる。
しかし，この撮影配置では試験部の放射線の透過厚さが均一でなく，また，フィルムは狭隘形状のために試験部に隙間なく設置することができず，溶接規格に規定の濃度及び具備すべき透過度計の基準穴を満足した撮影ができないため，適切なＲＴ検査を実施することはできない。

フィ ルム

線源

別 3-5 図ＲＴ検査概略図

17 条-別紙 3-7

36

4.

劣化モード
当該箇所の供用期間中の劣化モードについて，使用条件等から発生の可能性を検討した。検討結果を別 3-3 表に示す。

別 3-3 表劣化モードの検討

劣化モード

評価

発生の可能性

疲労・設計対策 ※ を実施しており，有意な振動及び低

圧力過渡は受けない。

（外面から）

・多層盛りの溶接部であり，初層部は除去されているため，応力は内面側が低く，外面側が高いと考えられる。
・よって，発生の可能性は極めて低いが，劣化
モードを想定するならば，外面からの疲労が想定される。
ＳＣＣ

・プラント運転中は流れがなく，温度も低い。

無また，使用時間も短いことからＳＣＣの感受性は低く，発生は考えがたい。
全面腐食・耐食性に優れたステンレス鋼のため，発生は

無

考え難い。
減肉

・プラント運転中は流れがなく，耐食性に優れ

無たステンレス鋼のため，発生は考え難い。
※：

・当該部は，母管からの分岐以降，組合せ３方向でサポートされている範囲であり，振動の影響を受けない。
・プラント運転中，当該ラインの第 1 隔離弁は閉止されているため，原
子炉冷却材の圧力・温度過渡及び流体振動を直接受けない。
17 条-別紙 3-8

37別 3-3 表に示すように，当該ラインに劣化モードを想定するならば外面からの疲労である。ただし，当該ラインは，プラント運転中は隔離されており，出力運転時及びライン使用時ともに従来の原子炉冷却材圧力バウンダリ
範囲に比べ低圧，低温の環境条件に限られることから，損傷が発生する可能性は極めて低いと考えられる。

5.

点検方法及び点検頻度
これまでの検討結果より，当該箇所の健全性は確保されているとともに，損傷が発生する可能性は極めて低いと考えられる。このため当該箇所については，維持規格に基づくクラス1機器供用期間中検査に定められる検査方法（漏えい検査）及び検査頻度（100％／1定検）による検査を実施することで健全性を継続監視することが妥当であると考える。
また，当該箇所はこれまでもクラス 1 機器供用期間中検査に組込み，漏えい検査を実施しており，異常は認められていない。

17 条-別紙 3-9

38

別紙 4
原子炉冷却材圧力バウンダリ拡大範囲の抽出プロセスについて

STEP0
原子炉冷却材系統に接続する配管系

STEP1

Ｙｅｓ
隔離弁を設けない配管※１※１ ＜規則の解釈第１７条第３項に基づき除外される範囲＞

STEP2

・原子炉の安全上重要な計測又はサンプリング等を行う配管であ範囲が拡大される可能性があって，その配管を通じての漏えいが十分許容される程度に少な

Ｎｏ

いもの

るものの抽出・過圧防護の機能を持つ安全弁を設置するためのもの
イ 通常時開及び事故時閉となる弁を有する配管

Ｙｅｓ

ニ 通常時閉及び原子炉冷却材喪失時開となる弁を有する非常用炉心冷却系等

・原子炉冷却材浄化系ドレンライン
・残留熱除去系 原子炉停止時冷却系供給ライン
STEP3

Ｎｏ

・残留熱除去系 原子炉停止時冷却系戻りライン

拡大要否の検討

ロ 通常時又は事故時に開となるおそれがある※２

Ｎｏ

通常時閉及び事故時閉となる弁を有する配管※２ 弁の誤操作防止措置を講じている場
合は，「おそれがある」には該当しないとする。 （弁ハンドルの固定，弁操作場所への立入防止措置）Ｙｅ③ 第１隔離弁を含む

ｓ② 第２隔離弁を含むまでの範囲

までの範囲① 第２隔離弁を含む

・計装配管

・残留熱除去系 原子炉停止時冷却系供給ライン
・残留熱除去系 原子炉停止時冷却系戻りライン④隔離弁を設けないまでの範囲

・原子炉冷却材浄化系

・非常用炉心冷却系等

・ドレン・ベント配管等

ドレンライン
拡大範囲

従来範囲と変更なし

本フロー図に記載のイ，ロ，ニは，それぞれ「規則の解釈」における第 17 条第 1 項第 3 号 接続配管のイ，ロ，ニに該当する。

【抽出プロセス】
STEP0（母集団の確認）
・原子炉圧力容器全体構造図を用いて，原子炉圧力容器のノズルを抽出する。
17 条-別紙 4-1

39

・配管計装線図を用いて，ノズルに接続されている配管を抽出する。
・第 2 隔離弁までの範囲について，要求される機能，配管口径，内部流体を確認する。

STEP1（隔離弁を設けない配管（規則の解釈第 17 条第 3 項に基づき除外される範囲）の抽出）・原子炉の安全上重要な計測又はサンプリング等を行う配管であって，その配管を通じての漏えいが十分許容される程度に少ないもの，過圧防護の機能を持つ安全弁を設置するためのものを抽出する。
※

その配管を通じての漏えいが十分許容される程度に少ないものとは，
液相で 36.7mm 以下，気相で 73.4mm 以下の配管を指す。（別紙 5 参照）

STEP2（範囲が拡大される可能性のあるものの抽出）
・通常時開及び事故時閉となる弁を有する配管を抽出する。
・通常時閉及び原子炉冷却材喪失時開となる弁を有する非常用炉心冷却系統等を抽出する。

STEP3（拡大要否の検討）
・通常時又は事故時に開となる「おそれがある」通常時及び事故時閉となる弁を有する配管を抽出する。
※

弁の誤操作防止措置を講じている場合は，「おそれがある」には該当しないとし，第 1 隔離弁を含むまでの範囲とする（2.2

誤操作防止措置対象弁の運用及び管理について参照）。

17 条-別紙 4-2

40

別紙 5
原子炉冷却材圧力バウンダリから除外される配管口径の求め方

東海第二発電所において，原子炉冷却材圧力バウンダリから除外される配管
口径の求め方を以下に示す。

(1)

前提条件
ａ．原子炉は通常運転状態とする。
ｂ．原子炉圧力容器の水位は一定とする。
ｃ．制御棒駆動水圧系からの補給水流量は，3.5L／sec であり，常温における補給水量は，209.6kg／min となる。
ｄ．原子炉隔離時冷却系の補給水流量は，37.9L／sec であり，常温における補給水量は，2269.9kg／min となる。
ｅ．給水系の給水流量変動幅は考慮しない。

(2)

計算方法
F. J. MOODY “Maximum Flow Rate of Single Component, Two-Phase
Mixture”に基づき算出する。

A=
A：最大破断断面積

W

：補給水量

G

：臨界質量速度（液相）2,343,681kg／min-m ２（気相）

585,920kg／min-m ２

17 条-別紙 5-1

41

D

=2×
D

(3)

：最大破断直径

算出結果(1)，(2)より，小口径配管が破断した場合でも原子炉圧力容器水位に影響を与えない最大破断直径を別 5-1 表に示す。
この結果から，小口径配管のうち原子炉冷却材圧力バウンダリから除外される配管口径は，設計上の余裕をみて液相，気相それぞれ 25A，50A を最大としている。

別 5-1 表原子炉圧力容器水位に影響を与えない最大破断直径
液相

気相

破断断面積（mm ２ ）

1,057

4,231

最大破断直径（mm）

36.7

73.4

25A

50A

原子炉冷却材圧力バウンダ
リから除外される配管口径

17 条-別紙 5-2

42

別紙 6
ほう酸水注入系配管を原子炉冷却材圧力バウンダリから除外できる理由

ほう酸水注入系配管の配管口径は 40A であり原子炉冷却材圧力バウンダリから除外される配管口径（液相 25A）よりは大きいが，以下のとおり，原子炉冷却材圧力バウンダリから除外している。

1.

差圧検出管・ほう酸水注入管の概要
差圧検出管・ほう酸水注入管の概要を別 6-1 図に示す。
ほう酸水注入孔のサイズは直径
管の先端内径はmm，箇所数は箇所であり，差圧検出

mm である。
差圧検出管
先端内径φ12.7mm

制御棒
炉心下部格子板

ガイドチューブ

再循環ループ吸込口

ほう酸注入スパージャ

ジェットポンプ

ＲＰＶ

ほう酸
注入孔φ6.4mm

二重管構造

ほう酸
注入ポンプから

別 6-1 図差圧検出管・ほう酸水注入管

二重管拡大図概要図17 条-別紙 6-1

43

2.

原子炉冷却材圧力バウンダリから除外される理由
ほう酸水注入系配管は水系配管で配管口径が 40A であるが，別 6-1 表に示すとおり，原子炉圧力容器内の開口断面積は，許容破断面積より小さいことから，原子炉圧力容器外でほう酸水注入系配管が破断した場合であっても破断口からの漏えい量は，制御棒駆動系及び原子炉隔離時冷却系からの補給水量よりも少ないため，ほう酸水注入系配管は，原子炉冷却材圧力バウンダリ
から除外される。

別 6-1 表ほう酸水注入系配管の原子炉圧力容器内開口断面積

No

面積（mm２ ）項目

1

ほう酸水注入孔：2

差圧検出管の先端：

3No.1 と No.2 の合計

4

許容破断面積大小関係

No.3＜No.4

17 条-別紙 6-2

44

別添１

東海第二発電所

運用，手順等説明資料
原子炉冷却材圧力バウンダリ

45

17 条-別添 1-1

46

第 17 条【後段規制との対応】
工：工認（基本設計方針，添付書類）
保：保安規定（運用，手順に係る事項，下位文書含む）
核：核防規定（下位文書含む）○範囲が拡大される可能性のあるものの抽出
規則の解釈に基づき，従来は原子炉側から見て第 1 隔離弁までの範囲としていたものが第 2 隔離弁を含む範囲に拡大される箇所があるか，原子炉冷却材圧力バウンダリ全体を対象に確認した。
その結果，範囲が拡大される可能性があるものとして以下のラインが抽出された。
①原子炉再循環系ＣＵＷ入口ドレンライン②残留熱除去系原子炉停止時冷却系供給ライン③残留熱除去系原子炉停止時冷却系戻りライン
このうち，①については既に施錠により弁ハンドルの固定が行われている手動弁であり，弁の誤操作防止措置を講じていることから，バウンダリの範囲は拡大されない。また，②，③については，
通常運転時に当該系統を使用する場合には，隔離弁を開とすることがあることから，バウンダリ拡
大範囲とする。

評価ＯＫ
保（技術基準規則 第 14 条）2（技術基準規則 第 15 条）3（技術基準規則 第 17 条）一，八，十五（技術基準規則 第 18 条）2（技術基準規則 第 19 条）
上記，技術基準規則各条文については，変更内容が原子炉冷却材圧力バウンダリ範囲の拡大のみであり，設備改良を伴わないことから変更はない。

【添付六，八への反映事項】：添付六，八に反映：当該条文に該当しない（他条文での反映事項他）○バウンダリ範囲の拡大（②，③）
残留熱除去系原子炉停止時冷却系供給ライン，残留熱除去系原子炉停止時冷却系戻りラインについては，第 1 隔離弁から第 2 隔離弁を含むまでの範囲が原子炉冷却材
圧力バウンダリとして拡大される。

工○弁の施錠管理（①）
原子炉再循環系ＣＵＷ入口ドレンラインについては，通常時又は事故時に開となるおそれがないよう施錠管理による弁ハンドルのロックを実施する。

（設置許可基準規則 第 17 条，技術基準規則 第 27 条 第 28 条）
一 変更なし 従来の原子炉冷却材圧力バウンダリと同等の耐圧強度，材料である。また，強度・耐震評価において基準を満足していることを確認している。
二 変更なし 隔離装置である第1隔離弁の範囲から第2隔離弁を含む範囲までに変更した。
三 変更なし 十分な破壊靱性を有するオーステナイト系ステンレス鋼，又は強度評価において，通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時に生じる圧力において，瞬間的破壊が生じないことを確認している。
四 変更なし 各種測定装置等を設けており，異常を検出した場合は，中央制御室に警報を発するよう設計している。なお，原子炉
冷却材圧力バウンダリが拡大した範囲について，漏えいを検出する方法に変更はない。

十五 クラス１容器，クラス１管，クラス２容器，クラス２管，クラス３容器，クラス３管，ク
ラス４管及び原子炉格納容器のうち主要な耐圧部の溶接部（溶接金属部及び熱影響部をいう。）は，次に定めるところによること。
（技術基準規則 第 18 条）使用中の亀裂等による破壊の防止
２ 使用中のクラス１機器の耐圧部分には，その耐圧部分を貫通する亀裂その他の欠陥があってはならない。
（技術基準規則 第 19 条）流体振動等による損傷の防止
燃料体及び反射材並びに炉心支持構造物，熱遮蔽材並びに一次冷却系統に係る容器，管，ポンプ及び弁は，一次冷却材又は二次冷却材の循環，沸騰その他の一次冷却材又は二次冷却材の挙動により生ずる流体振動又は温度差のある流体の混合その他の一次冷却材又は二次冷却材の挙動により生ずる温度変動により損傷を受けないように施設しなければならない。
（技術基準規則 第 27 条）原子炉冷却材圧力バウンダリ
原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する機器は，一次冷却系統に係る発電用原子炉施設の損
壊その他の異常に伴う衝撃，炉心の反応度の変化による荷重の増加その他の原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する機器に加わる負荷に耐えるように施設しなければならない。
（技術基準規則 第 28 条）原子炉冷却材圧力バウンダリの隔離装置等
２ 発電用原子炉施設には，原子炉冷却材圧力バウンダリからの原子炉冷却材の漏えいを検出する装置を施設しなければならない。

原子炉冷却材圧力バウンダリ（設置許可基準規則 第 17 条）
一 通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時に生ずる衝撃，炉心の反応度の変化による荷重の増加その他の原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する機器に加わる負荷に耐えるものとすること。
二 原子炉冷却材の流出を制限するため隔離装置を有するものとすること。
三 通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時に瞬間的破壊が生じないよう，十分な破壊じん性を有するものとすること。
四 原子炉冷却材圧力バウンダリからの原子炉冷却材の漏えいを検出する装置を有するものとすること。
（技術基準規則 第 14 条）安全設備
２ 安全設備は，設計基準事故時及び当該事故に至るまでの間に想定される全ての環境条件において，その機能を発揮することができるよう，施設しなければならない。
（技術基準規則 第 15 条）設計基準対象施設の機能
３ 設計基準対象施設は，通常運転時において容器，配管，ポンプ，弁その他の機械又は器具か
ら放射性物質を含む流体が著しく漏えいする場合は，流体状の放射性廃棄物を処理する設備によりこれを安全に処理するように施設しなければならない。
（技術基準規則 第 17 条）材料及び構造
一 クラス１機器及びクラス１支持構造物に使用する材料は，次に定めるところによること。
八 クラス１機器及びクラス１支持構造物の構造及び強度は，次に定めるところによること。

17 条-別添 1-2

47

原子炉冷却材圧力バウンダリ

第１７条

設置許可基準対象条文

施錠管理

対象項目

教育・訓練

保守・点検

に実施する。
－

開となるおそれがないように施錠管理を適切

系ＣＵＷ入口ドレン弁）は，通常時又は事故時

Ｗ入口ドレン弁及び原子炉再循環ポンプ（B）

第１隔離弁（原子炉再循環ポンプ（A）系ＣＵ

・原子炉再循環系ＣＵＷ入口ドレンラインの

－

体制

運用対策等
－

分

運用・手順

区

運用，手順に係る対策等（設計基準）