東海第二発電所 工事計画審査資料

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資料番号

工認-534 改 1

提出年月日

2018 年 9 月 7 日

日本原子力発電株式会社
東海第二発電所

工事計画審査資料

原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（格納容器下部注水系）（添付書類）

Ⅴ-1 説明書
Ⅴ-1-1 各発電用原子炉施設に共通の説明書
Ⅴ-1-1-4 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書
Ｖ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉格納施設）
Ⅴ-1-1-4-7-18 設定根拠に関する説明書（格納容器下部注水系 主配管（常設））
Ⅴ-6 図面
8

原子炉格納施設
8.3 圧力低減設備その他の安全設備
8.3.4 原子炉格納容器安全設備
・原子炉格納施設 圧力低減設備その他の安全設備 原子炉格納容器安全設備に係る機器の配置を明示した図面（1／5）
【第 8-3-4-1 図】
8.3.4.7 格納容器下部注水系
・原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（格納容器下部注水系）に係る主配管の配置を明示した図面（1／6）
【第 8-3-4-7-1 図】
・原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（格納容器下部注水系）に係る主配管の配置を明示した図面（2／6）
【第 8-3-4-7-2 図】
・原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（格納容器下部注水系）に係る主配管の配置を明示した図面（3／6）
【第 8-3-4-7-3 図】
・原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（格納容器下部注水系）に係る主配管の配置を明示した図面（4／6）
【第 8-3-4-7-4 図】
・原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（格納容器下部注水系）に係る主配管の配置を明示した図面（5／6）
【第 8-3-4-7-5 図】
・原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（格納容器下部注水系）に係る主配管の配置を明示した図面（6／6）
【第 8-3-4-7-6 図】
・原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（格納容器下部注水系）の系統図（1／6）（設計基準対象施設）【第 8-3-4-7-7 図】

1

・原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（格納容器下部注水系）の系統図（2／6）（重大事故等対処設備）【第 8-3-4-7-8 図】
・原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（格納容器下部注水系）の系統図（3／6）（設計基準対象施設）【第 8-3-4-7-9 図】
・原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（格納容器下部注水系）の系統図（4／6）（重大事故等対処設備）【第 8-3-4-7-10 図】
・原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（格納容器下部注水系）の系統図（5／6）（設計基準対象施設）【第 8-3-4-7-11 図】
・原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（格納容器下部注水系）の系統図（6／6）（重大事故等対処設備）【第 8-3-4-7-12 図】

2

Ⅴ-1-1-4-7-18 設定根拠に関する説明書

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-7-18 R2（格納容器下部注入系 主配管（常設））3格納容器下部注水系配管分岐点
名称〜
格納容器下部注水系配管合流点

最 高 使 用 圧 力

MPa3.14

最 高 使 用 温 度℃

66

外mm

114.3，165.2径【設定根拠】（概要）
本配管は，格納容器下部注水系配管分岐点から格納容器下部注水系配管合流点を接続する配管であり，重大事故等対処設備として常設低圧代替注水系ポンプ，可搬型代替注水大型ポンプ
又は可搬型代替注水中型ポンプにより淡水又は海水をペデスタル（ドライウェル部）へ注水するために設置する。

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-7-18 R2

1.

最高使用圧力の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，重大事故等時における常設低圧代替注水系ポンプの使用圧力と同じ 3.14 MPa とする。

2.

最高使用温度の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時における常設低圧代替注水系ポンプの使用温度と同じ 66 ℃とする。

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，水源から淡水又は海水を供給するため，エロージョン，圧力損失・施工性等を考慮し，先行プラントの配管実績に基づいた標準流速を目安に選定し，114.3 mm，165.2 mm とする。
外径Ａ（㎜）

厚さＢ（㎜）

呼び径（A）

流路面積Ｃ（m ）114.36.0

1000.00822

165.27.1

1500.01791

流量Ｄ（m /h）

流速＊Ｅ（m/s）

標準流速（m/s）

注記 ＊：流速及びその他のパラメータとの関係は以下のとおりとする。
Ｃ p・１

Ｅ

Ｄ２・Ａ−２・Ｂ

2１０００

３６００・Ｃ14

格納容器下部注水系配管合流点
名称〜
原子炉格納容器貫通部 X-57

最 高 使 用 圧 力

MPa0.62，3.14

最 高 使 用 温 度℃

66，200

外mm

114.3

径

【設定根拠】（概要）
本配管は，格納容器下部注水系配管合流点から原子炉格納容器貫通部 X-57 を接続する配管であり，重大事故等対処設備として常設低圧代替注水系ポンプ，可搬型代替注水大型ポンプ又は可搬型代替注水中型ポンプにより淡水又は海水をペデスタル（ドライウェル部）へ注水するために設置する。

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-7-18 R2

1.

最高使用圧力の設定根拠
1.1 最高使用圧力

0.62 MPa

本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，重大事故等時における原子炉格納容器の使用圧力と同じ 0.62 MPa とする。
1.2 最高使用圧力 3.14 MPa
本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，重大事故等時における常設低圧代替注水系ポンプの使用圧力と同じ 3.14 MPa とする。
2.

最高使用温度の設定根拠
2.1 最高使用温度

66 ℃

本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時における常設低圧代替注水系ポンプの使用温度と同じ 66 ℃とする。
2.2 最高使用温度

200 ℃

本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時における原子炉格納容器の使用温度と同じ 200 ℃とする。
3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，水源から淡水又は海水を供給するため，エロージョン，圧力損失・施工性等を考慮し，先行プラントの配管実績に基づいた標準流速を目安に選定し，114.3 mm とする。

25外径Ａ（㎜）厚さＢ（㎜）

呼び径（A）

流路面積
Ｃ（m ）

114.3

6.0

1000.00822

流量Ｄ（m /h）

流速＊Ｅ（m/s）

標準流速（m/s）

注記 ＊：流速及びその他のパラメータとの関係は以下のとおりとする。
Ｃ p・１ＥＤ

２・

Ａ−２・Ｂ

2

１０００

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-7-18 R2

３６００・Ｃ36

原子炉格納容器貫通部X-57
名称〜
格納容器下部注水口

最 高 使 用 圧 力

MPa0.62

最 高 使 用 温 度℃

200

外mm

114.3

径

【設定根拠】（概要）
本配管は，原子炉格納容器貫通部 X-57 から格納容器下部注水口を接続する配管であり，重大事故等対処設備として常設低圧代替注水系ポンプ，可搬型代替注水大型ポンプ又は可搬型代
替注水中型ポンプにより淡水又は海水をペデスタル（ドライウェル部）へ注水するために設置する。

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-7-18 R2

1.

最高使用圧力の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，重大事故等時における原子炉格納容器の使用圧力と同じ 0.62 MPa とする。
2.

最高使用温度の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時における原子炉格納容器の使用温度と同じ 200 ℃とする。
3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，水源から淡水又は海水を供給するため，エロージョン，圧力損失・施工性等を考慮し，先行プラントの配管実績に基づいた標準流速を目安に選定し，114.3 mm とする。
外径
厚さ
呼び径
ＡＢ
（㎜）
（㎜）
（A）
114.3

6.0

100

流路面積
Ｃ（m ）

流量Ｄ（m /h）

流速＊Ｅ（m/s）

標準流速（m/s）

0.00822

注記 ＊：流速及びその他のパラメータとの関係は以下のとおりとする。
Ｃ p・１Ｅ

Ｄ

２・

Ａ−２・Ｂ

2

１０００

３６００・Ｃ47

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

最 高 使 用 圧 力MPa

1.40，3.14

最 高 使 用 温 度℃

66

外mm

114.3，216.3

径【設定根拠】（概要）
本配管は，代替燃料プール注水系及び格納容器下部注水系配管分岐点から格納容器下部注水系配管合流点を接続する配管であり，重大事故等対処設備として可搬型代替注水大型ポンプ又は可搬型代替注水中型ポンプにより淡水又は海水をペデスタル（ドライウェル部）へ注水するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-7-18 R2

1.1 最高使用圧力 1.40 MPa
本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，重大事故等時における可搬型代替注水大型ポンプ及び可搬型代替注水中型ポンプの使用圧力と同じ 1.40 MPa とする。
1.2 最高使用圧力 3.14 MPa
本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，重大事故等時における常設低圧代替注水系ポンプの使用圧力と同じ 3.14 MPa とする。
2.

最高使用温度の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時における代替淡水貯槽の使用温度と同じ 66 ℃とする。

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，水源から淡水又は海水を供給するため，エロージョン，圧力損失・施工性等を考慮し，先行プラントの配管実績に基づいた標準流速を目安に選定し，114.3 mm，216.3 mm とする。
外径
厚さ
呼び径
流路面積
ＡＢ
Ｃ（㎜）
（㎜）
（m ）
（A）
114.3

6.0

100

0.00822

216.3

8.2

2000.03138

流量Ｄ（m /h）

流速＊Ｅ（m/s）

標準流速（m/s）

58注記 ＊：流速及びその他のパラメータとの関係は以下のとおりとする。
Ｃ p・１Ｅ

Ｄ

２・

Ａ−２・Ｂ

2１０００

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-7-18 R2E

３６００・Ｃ69

工事計画認可申請

第 8-3-4-1 図

東海第二発電所
名
称

原子炉格納施設
圧力低減設備その他の安全設備
原子炉格納容器安全設備に係る機器の配置を明示した図面（1／5）
日本原子力発電株式会社
8827

10

11

12

13

14

15

16

第 8-3-4-7-1 図〜第 8-3-4-7-6 図 原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（格納容器下部注水系）に係る主配管の配置を明示した図面 別紙
工事計画記載の公称値の許容範囲
管NO.1＊
主要寸法（mm）

許容範囲

根

拠

外径165.2±1.6 mm

ＪＩＳ Ｇ ３４５６による材料公差

厚さ7.1±12.5 ％同上管NO.1＊ - 管継手
主要寸法

NT2 補② 公差表 R2（mm）
外径

165.2

厚さ7.1

許容範囲
＋2.4 mm−1.6 mm＋規定しない−12.5 ％

根拠

ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差
同上

管NO.2＊
主要寸法
（mm）

許容範囲

根

拠

外径

114.3±1.0 ％ＪＩＳ Ｇ ３４５６による材料公差

厚さ6.0±12.5 ％同上管NO.2＊ - 管継手
主要寸法
（mm）
外径

114.3

厚さ6.0

許容範囲
±1.6 mm＋規定しない−12.5 ％

根拠

ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差
同上

管 NO.3＊
主要寸法
（mm）

許容範囲

根

拠

外径

114.3±1.0 ％ＪＩＳ Ｇ ３４５６による材料公差

厚さ6.0±12.5 ％同上

117工事計画記載の公称値の許容範囲（続き）
管NO.3＊ - 管継手
主要寸法（mm）
外径

114.3

厚さ6.0

許容範囲
±1.6 mm＋規定しない−12.5 ％

根拠

ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差
同上

管 NO.4＊
主要寸法

NT2 補② 公差表 R2E（mm）

許容範囲

根

拠

外径

216.3±0.8 ％ＪＩＳ Ｇ ３４５６による材料公差

厚さ

8.2

±12.5 ％

同上

管NO.4＊ - 管継手
主要寸法
（mm）
外径

216.3

厚さ

8.2

許容範囲
＋2.4 mm−1.6 mm＋規定しない−12.5 ％

根拠

ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差
同上

管 NO.5＊主要寸法（mm）

許容範囲

根

拠

外径

114.3±1.0 ％ＪＩＳ Ｇ ３４５６による材料公差

厚さ

6.0

±12.5 ％

同上

管NO.5＊ - 管継手
主要寸法（mm）
外径114.3

厚さ6.0

注

許容範囲
±1.6 mm＋規定しない−12.5 ％

根拠

ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差
同上：主要寸法は，工事計画記載の公称値を示す。

注記 ＊：管の強度計算書の管 NO.を示す。

218

19

20

2122

工事計画認可申請

第 8-3-4-7-11 図

東海第二発電所
名
称

原子炉格納施設のうち圧力低減設備
その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（格納容器下部注水系）の系統図（5／6）（設計基準対象施設）

日本原子力発電株式会社
8827

23

工事計画認可申請

第 8-3-4-7-12 図

東海第二発電所
名
称

原子炉格納施設のうち圧力低減設備
その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（格納容器下部注水系）の系統図（6／6）（重大事故等対処設備）

日本原子力発電株式会社
8827

24