資料番号：Ｃ－１７－１ 改0

東海第二発電所

運転期間延長認可申請書及び設置変更許可申請の審査資料における燃料有効長頂部の寸法値について

平成３０年１月２２日
日本原子力発電株式会社

本資料のうち，は商業機密又は防護上の観点から公開できません。

１．経緯平成２９年１１月２４日に原子力規制委員会に提出した「東海第二発電所運転期間延長認可申請書（発電用原子炉施設の運転の期間の延長）」（以下「延長認可申請書」という。）に関する原子力規制庁ヒアリングが、平成３０年１月１１日に実施された。この場において、延長認可申請書の「添付書類一特別点検結果報告書」内の「東海第二発電所 原子炉圧力容器特別点検要領書」に記載されている原子炉圧力容器の炉心領域の超音波探傷試験（以下「ＵＴ」という。）の試験探傷部位（「原*1
子炉圧力容器底部より 5494mm～9152mm（燃料棒有効長さ）」 ）が、工事計画認可申請書（以下「工認」という。
）の記載値である燃料有効長 3708mm より短い理由について質問を受けた。
このため、特別点検にて実施した原子炉圧力容器の炉心領域のＵＴの試験範囲について、平成３０年１月１２日から１月１９日にかけてその根拠を調査した結果、１月１９日、ＵＴの試験範囲として引用した図面の燃料棒有効長さに関する数値が、工認の記載値と差異があることを確認した。
*1：特別点検結果報告書に記載されている試験探傷部位 5494mm～9152mm の範囲は 3658mm となり、工事計画認可申請書に記載されている炉心有効高さ 3708mm より短い。

（添付資料－１、２、３）
また、１月１５日、原子力規制庁より、東海第二発電所新規制基準に基づく設置変更許可申請の安全審査における、有効性評価に関するまとめ資料と補足説明資料に記載された原子炉水位 L1 及び L8 の燃料有効長頂部（以下「ＴＡＦ」という。）位置からの高さが、異なるとの指摘がなされた。
このため、関連資料を調査した結果、１月１９日、補足説明資料については、ＴＡＦの値が工認記載値から計算される値より低いことを確認した。
（添付資料－１、４）
２．調査結果（１）特別点検におけるＵＴの試験範囲が、炉心有効長と異なった原因の調査
上記１．経緯での質問を踏まえ引用した図面を調査した結果、以下のとおりであった。（ここで、『 』は図面の記載を表す。ただし単位は一部本資料で付記、「in」はインチを表す。
）
・特別点検として実施したＵＴの試験範囲は、製作メーカが作図し当社に第２種図面*2 として登録されている原子炉圧力容器の図面（以下「製作メーカ図面」という。）より引用していることを確認した。
・特別点検として実施したＵＴの試験範囲は、この製作メーカ図面に記載された『BOTTOM OF ACTIVE FUEL』（燃料有効長下端部）である『5494.3mm（216.31in）』から『TOP OF ACTIVE FUEL』（燃料有効長頂部）である『9152mm（360.31in）』を引用していることを確認した。この値から計算すると、燃料集合体有効長は144in となり、工認記載値と異なる。

1

・原子炉圧力容器の図面としては、製作メーカ図面とは別に、設計メーカが作図し当社にて第 1 種図面*2 として登録しているものが存在するため、これを確認したところ、燃料有効長下端部（以下「ＢＡＦ」という。
）は『216.31in』（換算し小数点以下四捨五入して 5494mm）であり、燃料有効長頂部は『362.31in』（同じく 9203mm）であった。また、この第１種図面には『ACTIVE FUEL』（燃料集合体有効長）として『146in』（同じく 3708mm）の記載があり、工認本文の記載値である「炉心有効高さ」と等しいことを確認した。
・なお、工認本文の記載値である「炉心有効高さ」は、同じく工認の燃料集合体構造図に記載された「燃料有効長」の値と等しく、正しい値であることを確認した。また、工認の添付図面のうち、原子炉本体の断面図には「炉心有効高さ」として「3708」の記載があり、整合している。同じく工認の添付図面のうち、原子炉圧力容器の断面図には炉心有効高さに関する寸法は記載されていない。
以上より、特別点検におけるＵＴの試験範囲については、製作メーカ図面のＴＡＦとＢＡＦの値を用いていること、及び製作メーカ図面のＴＡＦの値は誤りであることが確認された。
（添付資料－５）*2：第１種図面：発電所の運転・保守管理上重要な図面であり、原図は当社が管理する。各部署で共有すべき重要な情報を記載。基本図面（構内配置図、系統図、原子炉構造図等）、展開接続図、単線結線図、電源負荷リスト、計装ブロック図、インターロックブロック線図等。
第２種図面：第１種図面以外の図面であり、主にメーカから提出され担当部署にて確認した図書類。機器の構造図、計算書、取扱説明書、機器仕様書等。
製作メーカの図面のＴＡＦの値が誤りであることを確認。

9152mm(3658mm)146in(3708mm)

5494mm
ＵＴの試験範囲

炉心有効高さ（工認数値）ＴＡＦ9152mm(360.31in)
ＢＡＦ5494.3mm(216.31in)
製作メーカ図面（第２種図面登録）
ＵＴの試験範囲へ引用。

ＴＡＦ362.31in(9203mm)146in(3708mm)
ＢＡＦ216.31in(5494mm)
第１種図面（設計メーカ図面をもとに作成）

この差について確認依頼あり。

2

（２）安全審査の有効性評価の補足説明資料において、ＴＡＦの値が工認記載値より低い値とした原因の調査
上記１．経緯での指摘を踏まえ調査した結果、以下のとおりであった。
・補足説明資料は、東海第二発電所の非常時運転手順書の図をもとに作成した。
・非常時運転手順書に記載されたＴＡＦの値は 9152mm であった。一方、工認記載
値から計算されるＴＡＦの値は、ＢＡＦ5494mm+炉心有効長（＝燃料有効長）3708mm＝9203mm であり、非常時運転手順書の図に記載されたＴＡＦ値に誤りがあることが確認された。
（添付資料－６）
３．原因（１）特別点検におけるＵＴの試験範囲が、炉心有効長と異なった原因
１）製作メーカ図面はＴＡＦの値に誤りがあり、特別点検として実施したＵＴの試験範囲を「燃料棒有効長さ」（＝炉心有効長）とする際、この製作メーカ図面のＴＡＦの値を用いたため、工認記載値「炉心有効長」との不整合が生じた。
２）クラス１機器供用期間中検査における原子炉圧力容器の計画にあたっては、溶接線の位置の確認のため原子炉圧力容器の詳細な構造図面が必要であることから、製作メーカ図面を参照してきた。この製作メーカ図面の構造に係る寸法は、製造時の寸法を反映した信頼性の高い図面であることから、今回のＵＴの試験範囲として「燃料棒有効長さ」を確認する際、この製作メーカ図面に参考として記載（図面上、『ＲＥＦ．』と記載）されているＴＡＦの値について誤りがあるとは思いが至らなかった。本来、製作メーカ図面は、適時正しい値に訂正しておくべきであった。
３）東海第二発電所は、建設時の設置許可申請において７×７燃料（有効長 144in（3658mm））を採用予定であったが、その後８×８燃料（有効長は 146in（3708mm））に変更申請し、現工認記載値となっている。これより、製作メーカは７×７燃料の寸法を参考として図面に記載したが、原子炉圧力容器の製造管理には必要のない情報であり、その後８×８燃料への変更が反映されず現在に至ったと考えられる。
（２）安全審査の有効性評価の補足説明資料において、ＴＡＦの値が工認記載値より低い値であった原因
１）非常時運転手順書の図をもとに作成したが、この図のＴＡＦの値が誤っていた。
２）非常時運転手順書の図に誤ったＴＡＦの値（9152mm）が記載された経緯は、建設時の水位計の設定根拠書にＴＡＦの値として 9152mm の値が用いられていることから、非常時運転手順書作成時にこの資料を用いたことが考えられる。
３）建設時の水位計の設定根拠書に、誤ったＴＡＦの値が用いられた経緯は、上述

3

の燃料の構造変更の情報が反映されなかったと考えられる。
（添付資料－７）以上より、今回の特別点検におけるＵＴの試験範囲とした燃料棒有効長さ及び安全審査の有効性評価の補足説明資料の誤りは、どちらも誤ったＴＡＦの値を用いたことが原因であった。ＴＡＦの値が誤っていた原因は、共通して７×７燃料から８×８燃料に変更となった（ＴＡＦの値が変更となった）情報が図面に反映されなかったことによるものであると推定される。
４．対策
製作メーカ図面、水位設定根拠書等、７×７燃料時のＴＡＦの値が用いられていた図面・図書を訂正する。
（１）製作メーカ図面（２）水位計の設定根拠書（３）非常時運転手順書（４）安全審査資料
なお、製作メーカ図面に記載されたＴＡＦ及びＢＡＦの値は参考であり、原子炉圧力容器の製作管理上必要とならないことを確認している。
５．ＵＴの試験範囲の妥当性評価
特別点検におけるＵＴの試験範囲については、原子力規制委員会「実用発電用原子炉の運転期間延長認可申請に係る運用ガイド」により、着目する劣化事象としては中性子照射脆化が対象であり、対象の部位としては「炉心領域」とされている。
日本原子力学会の「原子力発電所の高経年化対策実施基準：２００８」に以下の記載がある。

今回の特別点検は、中性子照射脆化に着目した点検であることから、監視試験の対象となる中性子照射量が運転開始から６０年時点で 1×1017n/cm2 を超える範囲が試験範囲に含まれる必要があると考える。
中性子照射量が運転開始から６０年時点で 1×1017n/cm2 を超える範囲を評価し4

た結果は、上端が 9172mm である。一方、ＵＴの試験範囲は、記録では、点検要領
書と同じく上端は 9152mm となっている。ただし、ＵＴの記録によれば、自動探傷における探触子の走査範囲から、9172mm 以上の範囲が試験できていることを確認した。また、ノズル廻り等一部については手動探傷を行っており、9152mm を超えて走査を行っていることを確認した。
したがって、ＵＴの試験範囲は、特別点検として実施すべき中性子照射量が 60
年時点において 1×1017n/cm2 を超える範囲（上端 9172mm）について、一部の手動探傷ではカバーできていないが、自動探傷ではカバーできていることを確認した。
（添付資料－８）６．許認可資料への影響
前述のとおり、今回の特別点検におけるＵＴの試験範囲及び安全審査資料の誤りは、７×７燃料時のＴＡＦの値を用いたことが原因であり、燃料の変更に関する情報が一部の図面に反映されなかったことによるものであった。このことから、許認可に係る資料（設置変更許可申請書、工事計画書及び運転期間延長認可申請書）について、ＴＡＦの値を用いているものがないかを調査し、ある場合はその影響を評価した。
（１）設置変更許可申請書（新規制基準対応に関するもの）
１）燃料域水位計の計測範囲
原子炉水位計（燃料域）（以下、「燃料域水位計」）は、事故時の原子炉水位監視に使用する目的で設置されており、燃料有効長をカバーする領域を測定範囲としている。燃料域水位計の指示値はＴＡＦを基準（ゼロレベル）とした時の原子炉水位を表しており、これを監視することで燃料の冠水状況を直接的に把握することができる。しかし、実際のＴＡＦが高い位置にあったとすると実水位より高い水位を指示していたことになる。
ＴＡＦ位置の誤認識を除いて水位計は正しく設定されており、現水位計の指示値から 51mm 差し引いた値が実際のＴＡＦを基準とした正しい水位ということになる。
燃料域水位計の計器仕様書記載値

正しいＴＡＦ位置を基準とした場合に燃料域水位計が計測している範囲

ＴＡＦ（ベッセルゼロより 9152mm） ＴＡＦ（ベッセルゼロより 9203mm）をを基準（ゼロレベル）として基準（ゼロレベル）として－3800mm～＋1300mm－3851mm～＋1249mm

また、既設の燃料域水位計２台を「原子炉水位（燃料域）」として重大事故等対処設備とするとともに、１台を新設し「原子炉水位（ＳＡ燃料域）」とし5

て重大事故等対処設備とすることで原子炉設置変更許可申請をしている。これらの測定範囲は既設燃料域水位計と同じ設定で記載しているため、基準点の修正が必要となる。それ以外の影響はない。
設置変更許可申請に記載している

修正後

計測範囲
計測範囲：－3800mm～1300mm

計測範囲：－3800mm～1300mm

基準点は燃料有効長頂部（ベッセ 基準点は燃料有効長頂部（ベッセルゼロより 920cm）
ルゼロより 915cm）（添付資料－９）２）技術的能力審査資料
技術的能力の審査資料の一部に原子炉水位計の指示範囲図が記載されており、記載されたＴＡＦの値は 9152mm となっていることを確認した。ただし、本数値は解析等の使用はなく、記載の修正が必要なものの影響の確認が必要なものはなかった。
（添付資料－１０）（２）工事計画書（認可申請、届出、新規制基準対応に関する補正申請も含む）「原子炉水位（ＳＡ燃料域）」については、工事計画認可の要目表において、設置変更許可と同様の記載としており、修正が必要となる。
（添付資料－１１）（３）運転期間延長認可申請書
今回確認された炉心領域のＵＴ試験範囲以外において評価書数値の記載なく、また、中性子照射量の評価に燃料有効長を使用しているが、有効長は 370.8 ㎝としており問題ないことを確認した。
（４）設置変更許可申請書（既設置許可申請分）
工学的安全施設作動設定点は、ＴＡＦ基準設定は行っていない。また、幾何形状データとして、ＴＡＦ位置等が適切に入力されていることを確認した。以上のことから、既存の安全評価への影響はない。
有効性評価への入力を確認した結果、運転停止中の有効性評価における遮蔽計算を除き、ＴＡＦ位置等が正しく入力されていることを確認した。
当該遮蔽計算は、評価項目の一つである「放射線の遮蔽が維持される水位を確保すること」の評価に用いており、原子炉内の燃料等の線源を考慮して行っている。有効性評価では、ＲＰＶ下部から７×７燃料時のＴＡＦ位置までの距離が9152mm（正しい値より 2 インチ短い状態）であることを前提とし、線量評価点からＴＡＦ位置までの距離が設定されている。このため、線量評価点からＴＡＦ位置までの距離は、約 2 インチ離れた位置として設定され、水遮蔽が約 2 インチ非保守的に考慮されている。

6

原子炉の燃料位置を正しく見直した場合は、燃料と評価点の距離は約 2 イン
チ近くなり評価点における線量率が高くなるため、遮蔽維持可能水位が若干高くなるが、有効性評価における原子炉水位の低下は、遮蔽維持可能水位に余裕のある水位までにとどまる結果となっていることから、対策の成立性には問題はない。ただし、今後、正しい値に修正して再評価を行うこととする。
（添付資料－１２）
７．その他影響範囲
安全審査資料のうち補足説明資料についても、同様の事象が確認されており、製作メーカ図面に記載されていた７×７燃料時のＴＡＦの値（360.31in、9152mm）を用いている文書や業務が他にないかを調査し、ある場合はその影響を評価した。調査対象は、許認可資料、保安規定、社内規程及びその他とした。
（１）保安規定及び保安規定に基づく業務
１）保安規定には、ＴＡＦの値は記載していない。
２）保安規定第２７条（計測及び制御設備）
・表２７―２－５－８

事故時計装として、原子炉水位（燃料域）がある。

第２７条２項により、電気・制御グループマネージャーは、原子炉水位（燃料域）計装について定期検査毎に校正し、その結果を発電長に通知することになっている。
・原子炉水位（燃料域）計装の校正については、定期事業者検査*3 として行われているが、校正の基準をＴＡＦの値としており、７×７燃料時のＴＡＦの値9152mm を用いていることがわかった。（正しい値は 9203mm であり、51mm の差が生じていた。
）
・したがって、原子炉水位（燃料域）計装の校正結果は７×７燃料時のＴＡＦの値で設定された値で発電長に通知され、燃料域の水位計は、実際の水位よりも約 50mm 高く指示するように校正されていた。
・対応：次回定期事業者検査にあたっては、正しいＴＡＦの値（9203mm）を基準として校正し、発電長に通知することとする。
*3：安全保護系保護検出要素性能(校正)検査（添付資料－１３）（原子炉水位(燃料域)水位指示が高く指示していたことによる影響評価）
・非常時運転手順書には、原子炉断面図に７×７燃料時のＴＡＦの値が記載されている。ＴＡＦ水位は原子炉水位が低下する事象の際、原子炉減圧に係る操作判断に用いているが、この判断に原子炉水位（燃料域）に使用される計装である。
・原子炉水位（燃料域）の指示するＴＡＦ水位は、実際のＴＡＦ水位より 51mm7下であるため、減圧遅れに伴う低圧注水遅れのおそれがある。しかし、注水遅れを考慮したプラント挙動解析結果からは、炉心損傷防止の観点からは、問題となるものではない。
・また、炉心損傷後、原子炉水位低下が継続する場合、原子炉圧力容器破損時の格納容器雰囲気直接加熱による原子炉格納容器破損防止の観点から、燃料有効長下端部から燃料有効長の 20%高い位置に到達したところで原子炉を減圧するが、この減圧判断が遅れるおそれがある。しかし、数時間ある原子炉圧力容器破損までの余裕時間に対して、判断遅れが数分程度であることから、問題となるものではない。
・炉心損傷開始の確認は、原子炉水位がＴＡＦ水位を下回った以降に行うこととしているため、炉心損傷確認の開始が遅れるおそれがある。しかし、炉心損傷はＴＡＦ位置から 51mm を超えて更に下まわる水位において発生することが考えられ、その場合には既に炉心損傷開始の確認に着手できていることとなるため、問題となるものではない。
・なお、発電所運転開始以降、通常運転時において、原子炉水位がＴＡＦ以下となるような事故・故障は発生していない。
（その他原子炉水位計測器の影響評価）
非常用炉心冷却系（以下「ＥＣＣＳ」という。）等安全上重要な機器の起動イ
ンターロックの多くは、原子炉水位が用いられている。このため、非常用炉心冷却系設定値等各種インターロックへの影響について確認した結果、ＴＡＦ基準の原子炉水位計は燃料域水位計のみであり他の原子炉水位計には影響を与えない*4 こと。また、燃料域水位計はＥＣＣＳ系設定値等各種インターロックには使用していないことを確認した。
*4：燃料域水位計以外の水位計基準点は計装 0 m 点(ドライヤースカート下端部)であり、ＴＡＦ部の基準点が変更となっても水位計機能に影響はない。

（添付資料－１４）
３）保安規定第４０条（非常用炉心冷却系その２）
・停止中に非常用炉心冷却系が２系統動作不能の場合、燃料有効長頂部高さで原子炉圧力容器に接続している配管について、原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する隔離弁の開操作を禁止するとある。このため、接続されている配管の位置を確認した結果、７×７燃料時のＴＡＦ値においても配管の位置関係は変わらないため影響のないことを確認した。
・なお、第５９条（外部電源その２）、第６１条（非常用ディーゼル発電機その２）、保安規定第６４条（直流電源その２）、保安規定第６６条（所内電源系統その２）においても同様の要求があり、いずれも影響がないことを確認した。

8

（２）社内規程に基づく業務
１）定期事業者検査①クラス１機器供用期間中検査（以下「ＩＳＩ」という。）
・ＩＳＩは、実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則（以下「技術基準」という。）第十八条の要求事項を満足するために実施している。
・「検査カテゴリＢ－Ａ

原子炉圧力容器の炉心外周域耐圧部分の溶接継手」

については、ＵＴの自動探傷を行っている。検査計画（第１次から第４次検査間隔）及び要領書の一部に７×７燃料時のＴＡＦの値を用いていた。また、その記録も要領書同様であった。
・検査計画では、炉心領域の長手溶接継手（上側）の長さを 2170mm としており、これは７×７燃料時のＴＡＦの値から算出されていた。試験範囲は溶接線の長さの 10%を行うことが要求されていることから 217mm となり、要領書ではこれを保守的に切り上げて 220mm としていた。
・正しいＴＡＦの値からは、炉心領域の長手溶接継手（上側）の長さを 2220mmとなり、試験範囲は 222mm となる。したがって、要領書に対しては 2mm の不足となるが、必要となる試験範囲はほぼカバーできている。
・なお、今回の特別点検において、この溶接継手については炉心領域の１０％を超えて試験を行っており、異常のないことが確認されている。
・対応：現在の第４次検査間隔については、検査計画及び要領書を正しいＴＡＦの値から算出した範囲に見直し、検査を行う。なお、ＩＳＩの検査計画は施設定期検査申請書に添付されていることから、次回申請にあわせて見直した検査計画を添付する。
（添付資料－１５）②安全保護系保護検出要素性能（校正）検査（２）に記載の通り、安全保護系保護検出要素性能（校正）検査として、校正検査を行っていることから、正しいＴＡＦの値（9203mm）を基準として校正し、再検査を水位計の使用前までに行う。
２）運転手順書
・非常時運転手順書、警報処置手順書、原子炉設備運転手順書については、前述のとおりＴＡＦを基準とした運転操作があるが、問題とはならないことを確認した。
・対応：非常時運転手順書にある原子炉断面図には７×７燃料時のＴＡＦの値が記載されていることから、訂正する。

9

・その他の運転手順書については、ＴＡＦの値を用いているものはなかった。
（３）その他社内規程
上記以外に製作メーカ図面のＴＡＦの値、360.31in 又は換算値 9152mm を使用している社内規程を確認した結果、一部の規程類に参考としての記載のみであり、記載の修正が必要なものの影響の確認が必要なものはなかった。
但し、防災業務計画については、参考として７×７燃料時のＴＡＦの数値が記載され、社外へも提出しているものであることから、修正については関係先と協議を行ったのち記載の適正化を行うこととする。
（添付資料－１６）以上10添付資料－１

事象の経緯
延長認可申請関連の時系列
日時

平成３０年

内

容

原子力規制庁との延長認可申請ヒヤリングの場において、延長認可

１月１１日

申請書の「添付書類一所特別点検結果報告書」内の「東海第二発電原子炉圧力容器特別点検要領書」に記載されている原子炉圧力容器の炉心領域のＵＴ範囲（「5494mm～9152mm（燃料集合体の有効長）」＝3658mm）が、工認に示された値（燃料集合体有効長）3708mmより短い理由を質問を受けた。
１月１２日～
１月１９日

上記質問の対応として、特別点検の原子炉圧力容器の炉心領域のＵＴ範囲の根拠となる数値が記載された図面等について調査を実施。

１月１９日

ＵＴの検査範囲として引用した図面の燃料集合体有効長に関する数値が、工認に記載されている燃料集合体有効長と差異があることを確認した。

設置許可関連の時系列
日時

平成３０年
１月１５日

内容

有効性評価に係る安全審査資料について、原子炉水位 L1 や L8 の燃料有効長頂部(ＴＡＦ)位置からの高さが、有効性評価にかかるまとめ資料と補足説明資料で異なるとの指摘がなされた。

１月１５日～
１月１９日

有効性評価にかかるまとめ資料に記載の有効性評価の入力データを確認するとともに、補足説明資料に記載のデータについて調査を実施。

１月１９日

補足説明資料に記載の燃料有効長頂部（ＴＡＦ）の高さ（9152mm）
は、原子炉圧力容器特別点検要領書」に記載されている原子炉圧力容器の炉心領域のＵＴ範囲の上限 9152mm と整合しているものの、工認に記載されたＴＡＦ位置（362.31 インチ≒9203mm）と異なり、これが起因してまとめ資料の記載と不整合が生じたことを確認した。

11

添付資料－２

運転延長認可申請書 東海第二発電所 特別点検結果報告書の抜粋

12

9×9燃料(A型，B型)も同寸法である。

添付資料－３13

H29.11.7提出まとめ資料抜粋（1/2）

補足説明資料では、
L8はTAF+564.8cm

補足説明資料では、
L1はTAF+44.8cm

添付資料－４（１／２）

14有効性評価 補足説明資料抜粋

添付資料－４（２／２）

15

製作メーカの原子炉圧力容器図面（第２種図面）

設計メーカの原子炉圧力容器図面（第１種図面）

添付資料－５16

9600
9152

8085

L1L0

圧力容器基準点
圧力容器零レベル(０ｍ)

再循環水出口ノズル

再循環水入口ノズル

有効燃料頂部

炉心スプレーノズル

10-3

図１ 原子炉水位計の指示範囲

L0 -5315

L1 -3800

L2 -950

計装０ｍ 13400
給水入口ノズル
L2 12450

L8 +1400
L7 +1030
L56 +900
L4 +800
L3 +300

蒸気出口ノズル
L8 14800
L7 14430
L56 14300
L4 14200
L3 13700

圧力容器フランジ

70

0045

UPSET RANGE(×100)
NARROW RANGE(×100)
L0 -1067(FUFL ZONE)

L1 +448(FUFL ZONE)SHUTDOWN RANGE(×100)
RPV WELL(×100)

圧力容器頂部

WIDE RANGE(×100)
013-38

ＴＡＦ位置：
正しくは9203mm

有効性評価
補足説明資料抜粋
有効性評価
補足説明資料抜粋

非常時運転手順書をもとに作成

3815

FUEL ZONE(×100)

非常時運転手順書抜粋

添付資料－４（２／２）

添付資料－６17

添付資料－７

建設時の原子炉水位計（燃料域）設定値根拠書抜粋

18

対象部位

検査数

ＲＰＶ検査範囲図

3 ヶ所

周方向：1 本⑦ 容器と管台との溶接継手

長手方向：6 本（クラッドを含まない）

3 ヶ所⑥ 原子炉圧力容器溶接継手（クラッドを含む）⑤ 照射試験片ブラケットパッド部（クラッドを含む）④ ジェットポンプライザーブレースパッド部

20 ヶ所

4 ヶ所

③ 計装管台（N12）周辺（クラッドを含まない）

3 ヶ所

炉心領域の全て② 低圧注水管台（N6）周辺（クラッドを含まない）① 原子炉圧力容器母材部

検査方法(手探傷、0 度、45 度、60 度)

垂直＋斜角探傷

良良良良良

良良

結果

⑦容器と管台との溶接継ぎ手（N6）(自動探傷、0 度、45 度、60 度)

垂直＋斜角探傷(自動探傷、0 度、±35 度)

フェーズドアレイ法(自動探傷、0 度、±35 度)

フェーズドアレイ法(手探傷、0 度、45 度)

フェーズドアレイ法(手探傷、0 度、45 度)

フェーズドアレイ法(自動探傷、0 度(一振動子、二振動子))

垂直探傷

原子炉圧力容器母材部（代表例）

添付資料－８19

添付資料－９
平成29年11月設置変更許可補正
添付八 6.4 計装設備(重大事故対処設備)

20

添付資料－１０
新規制基準適合性に係る審査資料（技術的能力1.2【原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための手順等 】）

添付資料 1.2.5
原子炉水位計の校正条件について技術的能力審査基準において，監視計器のうち原子炉水位（狭帯域），原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域），原子炉水位（ＳＡ広帯域）及び原子炉水位（ＳＡ燃料域）について，使用用途と校正条件を整理する。

第1図

原子炉水位計の指示範囲

1.2－100

21

H29.11.24 工事計画認可補正申請書抜粋

添付資料－１１22

（REV.0）H30.1.20

第 2 図 原子炉水位と線量率（原子炉冷却材の流出）（REV.0）H30.1.20

添付資料－１２23

添付資料－１３（１／５）
保安規定

第２７条

計測制御

一部抜粋

（８）事故時計装
表２７－２－５－８
要素

1.原子炉圧力2.原子炉水位（広帯域）

項 目
発電長は，原子炉の状態が運転及び起動において，動作不能でないことを指示により確認する。

頻 度
毎日１回電気・制御グループマネージャーは，チャンネル校正を実施する。

定検停止時

3.原子炉水位（燃料域）
4.ドライウェル圧力
5.格納容器内雰囲気線量当量率

図２７（注）熱流束相当信号は，再循環流量 Ｗｄ（％）に対して，０.７２Ｗｄ＋５４により設定する。
ただし，最大値は１１５とする。

4-35

24

添付資料－１３（２／５）

25添付資料－１３（３／５）

26添付資料－１３（４／５）

27添付資料－１３（５／５）

28添付資料－１４70

L8 +1400
L7 +1030
L56 +900
L4 +800
L3 +300

計装０ｍ 13400
給水入口ノズル
L2 1245000

L2 -950

炉心スプレーノズル

有効燃料頂部
L0139600
9152

L1 -3800

8085

L0 -5315

L1 +448(FUFL ZONE)
L0 -1067(FUFL ZONE)

38

0
FUEL ZONE(×100)

L115
WIDE RANGE(×100)

蒸気出口ノズル
L8 14800
L7 14430
L56 14300
L4 14200
L3 1370045

UPSET RANGE(×100)
NARROW RANGE(×100)

圧力容器フランジ

SHUTDOWN RANGE(×100)
RPV WELL(×100)

圧力容器頂部-38

再循環水入口ノズル
再循環水出口ノズル

圧力容器基準点
圧力容器零レベル(０ｍ)

水位計
RPV WELLSHUTDOWN RANGEUPSET RANGE

基準点
計装０ｍ
計装０ｍ
計装０ｍ

NARROW RANGE

計装０ｍ

WIDE RANGE

計装０ｍ

FUEL ZONE
燃料域水位計TAF

用途
定検時の水位監視
原子炉停止時の水位監視
原子炉上部水位の監視
通常運転時の水位監視
給水系制御用インターロック
原子炉停止インターロック
通常運転時や事故時の広域水位監視
ECCS 作動等のインターロック

影響なし
なし
なし

事故時の水位監視ありなし
なし

29

添付資料－１５（１／４）

30添付資料－１５（２／４）

31添付資料－１５（３／４）

32添付資料－１５（４／４）

検査成績書一部抜粋

33

日本原子力発電株式会社

平成２９年１１月

原子力事業者防災業務計画

東 海 第 二 発 電 所- 92 -

図２ 格納容器障壁喪失を判断する原子炉圧力容器と S/P 水温の関係

図１ 原子炉水位関係図

（2/4）

別表３－８

添付資料－１６34