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柏崎刈羽原子力発電所6号及び7号炉審査資料
資料番号
KK67-0072 改52
提出年月日
平成29年6月16日

柏崎刈羽原子力発電所 6号及び7号炉重大事故等対処設備について

平成29年6月
東京電力ホールディングス株式会社

目次
1. 重大事故等対処設備
1.1 重大事故等対処設備の設備分類
2. 基本設計の方針
2.1 耐震性・耐津波性
2.1.1 発電用原子炉施設の位置
2.1.2 耐震設計の基本方針
2.1.3 津波による損傷の防止
2.2 火災による損傷の防止
2.3 重大事故等対処設備に関する基本方針
2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等
2.3.2 容量等
2.3.3 環境条件等
2.3.4 操作性及び試験・検査性
3. 個別設備の設計方針
3.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
3.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
3.3 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
3.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
3.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
3.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備
3.7 原子炉格納容器内の過圧破損を防止するための設備
3.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備
3.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備
3.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備
3.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
3.12 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備
3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
3.14 電源設備
3.15 計装設備
3.16 原子炉制御室
3.17 監視測定設備
3.18 緊急時対策所
3.19 通信連絡を行うために必要な設備
3.20 原子炉圧力容器
3.21 原子炉格納容器
3.22 燃料貯蔵設備
3.23 非常用取水設備
3.24 原子炉建屋原子炉区域
目次-1

添付資料

個別設備の設計方針の添付資料

別添資料－1
別添資料－2
別添資料－3

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備（格納容器圧力逃がし装置について）
復水補給水系を用いた代替循環冷却の成立性について
水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備について

目次-2

1.

重大事故等対処設備
重大事故に至るおそれがある事故が発生した場合において，炉心，使用済燃料プー
ル内の燃料体等及び運転停止中における発電用原子炉内の燃料体の著しい損傷を防止するために，また，重大事故が発生した場合においても，原子炉格納容器の破損及び発電所外への放射性物質の異常な放出を防止するために，「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則」（以下，設置許可基準規則という）第三章（重大事故等対処施設）にて定められる重大事故等対処設備として以下の設備を設ける。
・第 43 条 アクセスルートを確保するための設備
・第 44 条 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
・第 45 条 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・第 46 条 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
・第 47 条 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・第 48 条 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・第 49 条 原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・第 50 条 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・第 51 条 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備
・第 52 条 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備
・第 53 条 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備
・第 54 条 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
・第 55 条 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備
・第 56 条 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
・第 57 条 電源設備
・第 58 条 計装設備
・第 59 条 原子炉制御室
・第 60 条 監視測定設備
・第 61 条 緊急時対策所
・第 62 条 通信連絡を行うために必要な設備
これらの設備については，新たに重大事故等に対処する機能を付加させた設備に加え，当該設備が機能を発揮するために必要な系統（水源から注入先まで，流路を含む）
までを含むものとする。
また，設計基準対象施設のうち，想定される重大事故等時にその機能を期待する場
合において，上記設備に該当しないものは，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する重大事故等対処設備（以下，重大事故等対処設備（設計基準拡張）という）と位置付け，第 44 条～第 62 条のいずれかに適合するための設備の一部として取り扱うこととする。

1-1

1.1 重大事故等対処設備の設備分類
重大事故等対処設備は，常設のものと可搬型のものがあり，それぞれ設置許可基準
規則に示される名称を踏まえて以下のとおり分類する。
(1) 常設重大事故等対処設備
重大事故等対処設備のうち常設のもの
a. 常設重大事故防止設備
重大事故に至るおそれがある事故が発生した場合であって，設計基準事故対処
設備の安全機能又は使用済燃料プールの冷却機能若しくは注水機能が喪失した
場合において，その喪失した機能（重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能に限る。）を代替することにより重大事故の発生を防止する機能を有する設備（重大事故防止設備）のうち，常設のもの。
b. 常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故防止設備であって，耐震重要施設（耐震 S クラス施設）に属する
設計基準事故対処設備が有する機能を代替するもの。
c. 常設重大事故緩和設備
重大事故等対処設備のうち，重大事故が発生した場合において，当該重大事故の拡大を防止し，又はその影響を緩和するための機能を有する設備（重大事故緩和設備）のうち，常設のもの。
d. 常設重大事故防止設備（設計基準拡張）
設計基準対象施設のうち，重大事故等時に機能を期待する設備であって，重大事故の発生を防止する機能を有する上記 a.以外の常設のもの
e. 常設重大事故緩和設備（設計基準拡張）
設計基準対象施設のうち，重大事故等時に機能を期待する設備であって，重大事故の拡大を防止し，又はその影響を緩和するための機能を有する上記 c.以外の常設のもの。（ただし，柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉においては，本分類に該当する設備はなし。）
f. 常設重大事故等対処設備のうち防止でも緩和でもない設備
常設重大事故等対処設備のうち，上記 a.，c.，d.，e.以外の常設設備で，防止又は緩和の機能がないもの。
(2) 可搬型重大事故等対処設備
重大事故等対処設備のうち可搬型のもの。
g. 可搬型重大事故防止設備
重大事故防止設備のうち可搬型のもの。
h. 可搬型重大事故緩和設備
重大事故緩和設備のうち可搬型のもの。
i. 可搬型重大事故防止設備（設計基準拡張）
設計基準対象施設のうち，重大事故等時に機能を期待する設備であって，重大事故の発生を防止する機能を有する上記 g.以外の可搬型のもの。
（ただし，柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉においては，本分類に該当する設備はなし。）
j. 可搬型重大事故緩和設備（設計基準拡張）
1-2

設計基準対象施設のうち，重大事故等時に機能を期待する設備であって，重大事故の拡大を防止し，又はその影響を緩和するための機能を有する上記 h.以外の可搬型のもの。（ただし，柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉においては，
本分類に該当する設備はなし。）
k. 可搬型重大事故等対処設備のうち防止でも緩和でもない設備
可搬型重大事故等対処設備のうち，上記 g.，h.，i.，j.以外の可搬型設備で，防止又は緩和の機能がないもの。

1-3

2. 基本設計の方針
2.1 耐震性・耐津波性
2.1.1 発電用原子炉施設の位置
重大事故等対処設備の設置位置については，「原子炉建屋等の基礎地盤及び周辺斜面の安定性について」に記載する。

2.1.1-1

2.1.2 耐震設計の基本方針
2.1.2.1 地震による損傷の防止に係る基準適合性【設置許可基準規則】（地震による損傷の防止）第三十九条 重大事故等対処施設は、次に掲げる施設の区分に応じ、それぞれ次に定める要件を満たすものでなければならない。
一 常設耐震重要重大事故防止設備が設置される重大事故等対処施設（特定重大事故等対処施設を除く。） 基準地震動による地震力
に対して重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがないものであること。
二 常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備が設置される重大事故等対処施設（特定重大事故等対処施設を除く。） 第四条第二項の規定により算定する地震力に十分に耐えることができるものであること。
三 常設重大事故緩和設備が設置される重大事故等対処施設（特定重大事故等対処施設を除く。） 基準地震動による地震力に対して重大事故に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがないものであること。
四 特定重大事故等対処施設のため，省略。
２ 重大事故等対処施設は、第四条第三項の地震の発生によって生ずる
おそれがある斜面の崩壊に対して重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがないものでなければならない。
（解釈）
１ 第 39 条の適用に当たっては、本規程別記２に準ずるものとする。
２ 第１項第２号に規定する「第４条第２項の規定により算定する地震力」とは、本規程別記２第４条第２項から第４項までにおいて、代替する機能を有する設計基準事故対処設備が属する耐震重要度分
類のクラスに適用される地震力と同等のものとする。
３ 特定重大事故等対処施設のため，省略。
４ 特定重大事故等対処施設のため，省略。
５ 特定重大事故等対処施設のため，省略。

2.1.2-1

適合のための設計方針
第 1 項について
重大事故等対処施設について，施設の各設備が有する重大事故等に対処するために必要な機能及び設置状態を踏まえて「Ⅰ．設備分類」のとおり分類し，設備分類に応じて「Ⅱ．設計方針」に示す設計方針に従って耐震設計を行う。
耐震設計において適用する地震動及び当該地震動による地震力等について
は，設計基準対象施設のものを設備分類に応じて適用する。
なお，「Ⅱ．設計方針」の(1)，(2)及び(3)に示す設計方針が，それぞれ第 1
項の第一号，第二号及び第三号の要求事項に対応するものである。
Ⅰ．設備分類(1) 常設重大事故防止設備
重大事故等対処設備のうち，重大事故に至るおそれがある事故が発生した場合であって，設計基準事故対処設備の安全機能又は使用済燃料プールの冷却機能若しくは注水機能が喪失した場合において，その喪失した機能（重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能に限る。）
を代替することにより重大事故の発生を防止する機能を有する設備であって常設のものa.常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故防止設備であって，耐震重要施設に属する設計基準事故
対処設備が有する機能を代替するもの
b.常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備
常設重大事故防止設備であって，a.以外のもの(2) 常設重大事故緩和設備
重大事故等対処設備のうち，重大事故が発生した場合において，当該重大事故の拡大を防止し，又はその影響を緩和するための機能を有する設備であって常設のもの(3) 常設重大事故防止設備（設計基準拡張）
設計基準対象施設のうち，重大事故等時に機能を期待する設備であって，重大事故の発生を防止する機能を有する（1）以外の常設のもの(4) 可搬型重大事故等対処設備
重大事故等対処設備であって可搬型のもの

2.1.2-2

Ⅱ . 設計方針(1) 常設耐震重要重大事故防止設備が設置される重大事故等対処施設
基準地震動による地震力に対して，重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがないように設計する。
(2) 常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備が設置される重大事故等対処施設
代替する機能を有する設計基準事故対処設備の耐震重要度分類のクラスに適用される地震力に十分に耐えることができるように設計する。
(3)

常設重大事故緩和設備が設置される重大事故等対処施設
基準地震動による地震力に対して，重大事故に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがないように設計する。
(4) 常設重大事故防止設備（設計基準拡張）が設置される重大事故等対処施設
当該設備が属する耐震重要度分類のクラスに適用される地震力に十分に耐えることができるように設計する。
(5) 可搬型重大事故等対処設備
地震による周辺斜面の崩壊，溢水，火災等の影響を受けない場所に適切に保管する。
なお，上記設計において適用する動的地震力は，水平 2 方向及び鉛直方向について適切に組み合わせたものとして算定する。
また，常設耐震重要重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備又は常設重大事故防止設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類が S ク
ラスのもの）が設置される重大事故等対処施設は，B クラス及び C クラスの施設，常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備又は常設重大事故防止設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類がB クラス又は C クラスのもの）が設置される重大事故等対処施設，可搬型重
大事故等対処設備，常設重大事故防止設備及び常設重大事故緩和設備並びに常設重大事故防止設備（設計基準拡張）のいずれにも属さない常設の重大事故等対処施設の波及的影響によって，重大事故等に対処するために必要な機能を損なわないように設計する。
第 2 項について
常設耐震重要重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備又は常設重大事
故防止設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類が S クラスのもの）が設置される重大事故等対処施設については，基準地震動による地2.1.2-3

震力によって生じるおそれがある周辺斜面の崩壊に対して，重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがない場所に設置する。

2.1.2-4

2.1.2.2 重大事故等対処施設の耐震設計
2.1.2.2.1 重大事故等対処施設の耐震設計の基本方針
重大事故等対処施設については，設計基準対象施設の耐震設計における動的地震力又は静的地震力に対する設計方針を踏襲し，重大事故等対処施設の構造上の特徴，重大事故等における運転状態，重大事故等時の状態で施設に作用する荷重等を考慮し，適用する地震力に対して重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがないことを目的として，設備分類に応じて，以下の項目に従って耐震設計を行う。
(1) 常設耐震重要重大事故防止設備が設置される重大事故等対処施設（特定重大事故等対処施設を除く。）
基準地震動による地震力に対して，重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがないように設計する。
(2) 常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備が設置される重大事故等対処施設（特定重大事故等対処施設を除く。）
代替する機能を有する設計基準事故対処設備が属する耐震重要度分
類のクラスに適用される地震力に十分に耐えることができるように設計する。
(3) 常設重大事故緩和設備が設置される重大事故等対処施設（特定重大事
故等対処施設を除く。）
基準地震動による地震力に対して，重大事故に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがないように設計する。
なお，本施設と(2)の両方に属する重大事故等対処施設については，
基準地震動による地震力を適用するものとする。
(4) 常設重大事故防止設備（設計基準拡張）が設置される重大事故等対処
施設（特定重大事故等対処施設を除く。）
当該設備が属する耐震重要度分類のクラスに適用される地震力に十分に耐えることができるように設計する。
(5) 可搬型重大事故等対処設備
地震による周辺斜面の崩壊，溢水，火災等の影響を受けない場所に適切に保管する。
(6) 常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置される重大事故等対処施設については，基準地震動による地震力が作用した場合においても，接地圧に対する十分な支持力を有する地盤に設置する。

2.1.2-5

また，常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備が設置される重大事故等対処施設については，代替する機能を有する
設計基準事故対処設備が属する耐震重要度分類のクラスに適用される
地震力，常設重大事故防止設備（設計基準拡張）が設置される重大事
故等対処施設については，当該設備が属する耐震重要度分類のクラスに適用される地震力が作用した場合においても，接地圧に対する十分な支持力を有する地盤に設置する。
(7) 重大事故等対処施設に適用する動的地震力は，水平 2 方向及び鉛直方向について適切に組み合わせて算定するものとする。なお，水平 2 方
向及び鉛直方向の地震力が同時に作用し，影響が考えられる施設，設備については許容限界の範囲内に留まることを確認する。
(8) 常設耐震重要重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備又は常設重大事故防止設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類が Sクラスのもの）が設置される重大事故等対処施設の土木構造物は，基準
地震動による地震力に対して，重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがないように設計する。
(9) 重大事故等対処施設を津波から防護するための津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備並びに浸水防止設備が設置された建物・構築物
は，基準地震動による地震力に対して，それぞれの施設及び設備に要求される機能が保持できるように設計することとし，「設計基準対象施設について 第 4 条：地震による損傷の防止 第 1 部 1.4.1 設計基準
対象施設の耐震設計」に示す津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備並びに浸水防止設備が設置された建物・構築物の設計方針に基づき設計する。
(10) 常設耐震重要重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備又は常設重大事故防止設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類がS クラスのもの）が設置される重大事故等対処施設が，B クラス及び Cクラスの施設，常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止
設備又は常設重大事故防止設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類が B クラス又は C クラスのもの）が設置される重大事故等対処施設，可搬型重大事故等対処設備，常設重大事故防止設備及び常設
重大事故緩和設備並びに常設重大事故防止設備（設計基準拡張）のいずれにも属さない常設の重大事故等対処施設の波及的影響によって，重大事故等に対処するために必要な機能を損なわないように設計する。
(11) 重大事故等対処施設の構造計画及び配置計画に際しては，地震の影響が低減されるように考慮する。

2.1.2-6

(12) 緊急時対策所の耐震設計の基本方針については，「2.1.2.2.7 緊急時対策所」に示す。
(13) 常設耐震重要重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備又は常設重大事故防止設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類がS クラスのもの）が設置される重大事故等対処施設は，地震動及び地殻変動による基礎地盤の傾斜が基本設計段階の目安値である 1/2,000 を上回る場合，傾斜に対する影響を地震力に考慮する。

2.1.2-7

2.1.2.2.2

重大事故等対処設備の設備分類
重大事故等対処設備について，施設の各設備が有する重大事故等に対処するために必要な機能及び設置状態を踏まえて，以下の区分に分類する。
(1) 常設重大事故防止設備
重大事故等対処設備のうち，重大事故に至るおそれがある事故が発生した場合であって，設計基準事故対処設備の安全機能又は使用済燃料プールの冷却機能若しくは注水機能が喪失した場合において，その喪失した機能（重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能に限る。）を代替することにより重大事故の発生を防止する機能を有する設備であって常設のもの
a.

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故防止設備であって，耐震重要施設に属する設計基準
事故対処設備が有する機能を代替するもの
b. 常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備
常設重大事故防止設備であって，a.以外のもの(2)

常設重大事故緩和設備
重大事故等対処設備のうち，重大事故が発生した場合において，当該重大事故の拡大を防止し，又はその影響を緩和するための機能を有する設備であって常設のもの（3） 常設重大事故防止設備（設計基準拡張）
設計基準対象施設のうち，重大事故等時に機能を期待する設備であって，重大事故の発生を防止する機能を有する（1）以外の常設のもの(4) 可搬型重大事故等対処設備
重大事故等対処設備であって可搬型のもの
重大事故等対処設備のうち，耐震評価を行う主要設備の設備分類について， 第 2.1.2.2.2 表に示す。

2.1.2-8

2.1.2.2.3 地震力の算定方法
重大事故等対処施設の耐震設計に用いる地震力の算定方法は，「設計
基準対象施設について 第 4 条：地震による損傷の防止 第 1 部
1.4.1.3 地震力の算定方法」に示す設計基準対象施設の静的地震力，
動的地震力及び設計用減衰定数について，以下のとおり適用する。
(1) 静的地震力
常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備又は常設重大事故防止設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分
類が B クラス又は C クラスのもの）が設置される重大事故等対処施設について，「設計基準対象施設について 第 4 条：地震による損傷の防
止 第 1 部 1.4.1.3 地震力の算定方法」の「(1)静的地震力」に示す
B クラス又は C クラスの施設に適用する静的地震力を適用する。
(2) 動的地震力
常設耐震重要重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備又は常設重大事故防止設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類がS クラスのもの）が設置される重大事故等対処施設について，「設計基準対象施設について 第 4 条：地震による損傷の防止 第 1 部
1.4.1.3 地震力の算定方法」の「(2)動的地震力」に示す入力地震動を用いた地震応答解析による地震力を適用する。
常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備が設置される重大事故等対処施設のうち，B クラスの施設の機能を代替する共振のおそれのある施設，常設重大事故防止設備（設計基準拡張）が設置される重大事故等対処施設のうち，当該設備が属する耐震重要度分類
が B クラスで共振のおそれのある施設については，「設計基準対象施設について 第 4 条：地震による損傷の防止 第 1 部 1.4.1.3 地震力の算定方法」の「(2)動的地震力」に示す共振のおそれのある B クラスの施設に適用する地震力を適用する。
常設耐震重要重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備又は常設重大事故防止設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類がS クラスのもの）が設置される重大事故等対処施設の土木構造物については，「設計基準対象施設について 第 4 条：地震による損傷の防止 第1 部 1.4.1.3 地震力の算定方法」の「(2)動的地震力」に示す屋外重要土木構造物に適用する地震力を適用する。
なお，重大事故等対処施設のうち，設計基準対象施設の基本構造と異なる施設については，適用する地震力に対して，要求される機能及び構造健全性が維持されることを確認するため，当該施設の構造を適切に

2.1.2-9

モデル化した上での地震応答解析又は加振試験等を実施する。
(3) 設計用減衰定数「設計基準対象施設について 第 4 条：地震による損傷の防止 第 1部 1.4.1.3 地震力の算定方法」の「(3)設計用減衰定数」を適用する。

2.1.2-10

2.1.2.2.4 荷重の組合せと許容限界
重大事故等対処施設の耐震設計における荷重の組合せと許容限界は以下による。
(1) 耐震設計上考慮する状態
地震以外に設計上考慮する状態を次に示す。
a. 建物・構築物(a) 運転時の状態「設計基準対象施設について 第 4 条：地震による損傷の防止 第1 部 1.4.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(1)耐震設計上考慮す
る状態 a.建物・構築物」に示す「(a)運転時の状態」を適用する。
(b) 設計基準事故時の状態「設計基準対象施設について 第 4 条：地震による損傷の防止 第 1部 1.4.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(1)耐震設計上考慮する
状態 a.建物・構築物」に示す「(b)設計基準事故時の状態」を適用する。
(c) 重大事故等時の状態
発電用原子炉施設が，重大事故に至るおそれがある事故又は重大事故時の状態で，重大事故等対処施設の機能を必要とする状態(d) 設計用自然条件「設計基準対象施設について 第 4 条：地震による損傷の防止 第1 部 1.4.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(1)耐震設計上考慮す
る状態 a.建物・構築物」に示す「(c)設計用自然条件」を適用する。
b. 機器・配管系(a) 通常運転時の状態「設計基準対象施設について 第 4 条：地震による損傷の防止 第1 部 1.4.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(1)耐震設計上考慮す
る状態 b.機器・配管系」に示す「(a)通常運転時の状態」を適用する。
(b) 運転時の異常な過渡変化時の状態「設計基準対象施設について 第 4 条：地震による損傷の防止 第1 部 1.4.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(1)耐震設計上考慮す
る状態 b.機器・配管系」に示す「(b)運転時の異常な過渡変化時の状態」を適用する。
(c) 設計基準事故時の状態「設計基準対象施設について 第 4 条：地震による損傷の防止 第1 部 1.4.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(1)耐震設計上考慮す
る状態 b.機器・配管系」に示す「(c)設計基準事故時の状態」を適用

2.1.2-11

する。
(d) 重大事故等時の状態
発電用原子炉施設が，重大事故に至るおそれのある事故又は重大事故時の状態で，重大事故等対処施設の機能を必要とする状態(e) 設計用自然条件「設計基準対象施設について 第 4 条：地震による損傷の防止 第1 部 1.4.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(1)耐震設計上考慮す
る状態 b.機器・配管系」に示す「(d)設計用自然条件」を適用する。
(2) 荷重の種類
a. 建物・構築物(a) 発電用原子炉のおかれている状態にかかわらず常時作用している荷重，すなわち固定荷重，積載荷重，土圧，水圧及び通常の気象条件による荷重(b) 運転時の状態で施設に作用する荷重(c) 設計基準事故時の状態で施設に作用する荷重(d) 重大事故等時の状態で施設に作用する荷重(e) 地震力，風荷重，積雪荷重等
ただし，運転時の状態，設計基準事故時の状態及び重大事故等時の状態での荷重には，機器・配管系から作用する荷重が含まれるものとし，地震力には，地震時土圧，機器・配管系からの反力，スロッシン
グ等による荷重が含まれるものとする。
b. 機器・配管系(a) 通常運転時の状態で施設に作用する荷重(b) 運転時の異常な過渡変化時の状態で施設に作用する荷重(c) 設計基準事故時の状態で施設に作用する荷重(d) 重大事故等時の状態で施設に作用する荷重(e) 地震力，風荷重，積雪荷重等(3) 荷重の組合せ
地震力と他の荷重との組合せは次による。
a. 建物・構築物(a) 常設耐震重要重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備又は常設
重大事故防止設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類が S クラスのもの）が設置される重大事故等対処施設の建物・構
築物については，常時作用している荷重及び運転時の状態で施設に作用する荷重と地震力とを組み合わせる。
(b) 常設耐震重要重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備又は常設

2.1.2-12

重大事故防止設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類が S クラスのもの）が設置される重大事故等対処施設の建物・構
築物については，常時作用している荷重，設計基準事故時の状態及び重大事故等時の状態で施設に作用する荷重のうち，地震によって引き起こされるおそれがある事象によって作用する荷重と地震力とを組み合わせる。重大事故等が地震によって引き起こされるおそれがある事象であるかについては，設計基準対象施設の耐震設計の考
え方に基づくとともに，確率論的な考察も考慮した上で設定する。
(c) 常設耐震重要重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備又は常設
重大事故防止設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類が S クラスのもの）が設置される重大事故等対処施設の建物・構
築物については，常時作用している荷重，設計基準事故時の状態及び重大事故等時の状態で施設に作用する荷重のうち，地震によって引き起こされるおそれがない事象による荷重は，その事故事象の発生確率，継続時間及び地震動の年超過確率の関係を踏まえ，適切な地震力(基準地震動又は弾性設計用地震動による地震力)と組み合わせる。この組み合わせについては，事故事象の発生確率，継続時間
及び地震動の年超過確率の積等を考慮し，工学的，総合的に勘案の上設定する。なお，継続時間については対策の成立性も考慮した上で設定する。
以上を踏まえ，原子炉格納容器バウンダリを構成する施設（原子炉格納容器内の圧力，温度の条件を用いて評価を行うその他の施設を含む。）については，いったん事故が発生した場合，長時間継続する事象による荷重と弾性設計用地震動による地震力とを組み合わせ，その状態からさらに長期的に継続する事象による荷重と基準地震動による地震力を組み合わせる。また，その他の施設については，
いったん事故が発生した場合，長時間継続する事象による荷重と基準地震動による地震力とを組み合わせる。
(d) 常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備又は常設重大事故防止設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類が B クラス又は C クラスのもの）が設置される重大事故等対処施設の建物・構築物については，常時作用している荷重及び運転時の状態で施設に作用する荷重と，動的地震力又は静的地震力とを組み合わせる。
b. 機器・配管系(a) 常設耐震重要重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備又は常設

2.1.2-13

重大事故防止設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類が S クラスのもの）が設置される重大事故等対処施設の機器・配管系については，通常運転時の状態で作用する荷重と地震力とを組み合わせる。
(b) 常設耐震重要重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備又は常設
重大事故防止設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類が S クラスのもの）が設置される重大事故等対処施設の機器・配管系については，運転時の異常な過渡変化時の状態，設計基準事故時の状態及び重大事故等時の状態で作用する荷重のうち，地震によって引き起こされるおそれがある事象によって作用する荷重と地震力とを組み合わせる。重大事故等が地震によって引き起こされるおそれがある事象であるかについては，設計基準対象施設の耐震設計の考え方に基づくとともに，確率論的な考察も考慮した上で設定する。
(c) 常設耐震重要重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備又は常設
重大事故防止設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類が S クラスのもの）が設置される重大事故等対処施設の機器・配管系については，運転時の異常な過渡変化時の状態，設計基準事故時の状態及び重大事故等時の状態で作用する荷重のうち地震によって引き起こされるおそれがない事象による荷重は，その事故事象の発生確率，継続時間及び地震動の年超過確率の関係を踏まえ，適切な地震力（基準地震動又は弾性設計用地震動による地震力）と組み合わせる。この組み合わせについては，事故事象の発生確率，継続時間及び地震動の年超過確率の積等を考慮し，工学的，総合的に勘案の上設定する。なお，継続時間については対策の成立性も考慮した上で設定する。
以上を踏まえ，重大事故等時の状態で作用する荷重と地震力（基準地震動又は弾性設計用地震動による地震力）との組合せについて
は，以下を基本設計とする。原子炉冷却材圧力バウンダリを構成す
る設備については，いったん事故が発生した場合，長時間継続する事象による荷重と弾性設計用地震動による地震力とを組み合わせ，
その状態からさらに長期的に継続する事象による荷重と基準地震動
による地震力を組み合わせる。原子炉格納容器バウンダリを構成する設備（原子炉格納容器内の圧力，温度の条件を用いて評価を行う
その他の施設を含む。）については，いったん事故が発生した場合，
長時間継続する事象による荷重と弾性設計用地震動による地震力と2.1.2-14

を組み合わせ，その状態からさらに長期的に継続する事象による荷重と基準地震動による地震力を組み合わせる。その他の施設については，いったん事故が発生した場合，長時間継続する事象による荷重と基準地震動による地震力とを組み合わせる。
(d) 常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備又は常設重大事故防止設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類が B クラス又は C クラスのもの）が設置される重大事故等対処施設の機器・配管系については，通常運転時の状態又は運転時の異常な過渡変化時の状態で作用する荷重と動的地震力又は静的地震力とを組み合わせる。
c. 荷重の組合せ上の留意事項(a) 常設耐震重要重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備又は常設
重大事故防止設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類が S クラスのもの）が設置される重大事故等対処施設に作用する
地震力のうち動的地震力については，水平 2 方向と鉛直方向の地震力とを適切に組み合わせ算定するものとする。
(b) ある荷重の組合せ状態での評価が明らかに厳しいことが判明している場合には，その他の荷重の組合せ状態での評価は行わないことがある。
(c) 複数の荷重が同時に作用する場合，それらの荷重による応力の各ピークの生起時刻に明らかなずれがあることが判明しているなら
ば，必ずしもそれぞれの応力のピーク値を重ねなくてもよいものとする。
(d) 重大事故等対処施設を支持する建物・構築物の当該部分の支持機能を確認する場合においては，支持される施設の設備分類に応じた地震力と常時作用している荷重，重大事故等時の状態で施設に作用する荷重及びその他必要な荷重とを組み合わせる。
(4) 許容限界
各施設の地震力と他の荷重とを組み合わせた状態に対する許容限界
は次のとおりとし，安全上適切と認められる規格及び基準又は試験等で妥当性が確認されている許容応力等を用いる。
a. 建物・構築物(a) 常設耐震重要重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備又は常設
重大事故防止設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類が S クラスのもの）が設置される重大事故等対処施設の建物・構
築物((e)に記載のものを除く。)

2.1.2-15

「設計基準対象施設について 第 4 条：地震による損傷の防止 第1 部 1.4.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(4)許容限界」に示す
S クラスの建物・構築物の基準地震動による地震力との組合せに対する許容限界を適用する。
ただし，原子炉格納容器バウンダリを構成する施設の設計基準事
故時の状態における長期的荷重と弾性設計用地震動による地震力との組合せに対する許容限界は，「設計基準対象施設について 第 4 条：
地震による損傷の防止 第 1 部 1.4.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(4)許容限界」に示す S クラスの建物・構築物の弾性設計用地震動による地震力又は静的地震力との組合せに対する許容限界を適用する。
(b) 常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備又は常設重大事故防止設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類が B クラス又は C クラスのもの）が設置される重大事故等対処施設の建物・構築物((f）に記載のものを除く。）「設計基準対象施設について 第 4 条：地震による損傷の防止 第1 部 1.4.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(4)許容限界」に示す
B クラス及び C クラスの建物・構築物の許容限界を適用する。
(c) 設備分類の異なる重大事故等対処施設を支持する建物・構築物（（e）及び（f）に記載のものを除く。）「設計基準対象施設について 第 4 条：地震による損傷の防止 第1 部 1.4.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(4)許容限界」に示す
耐震クラスの異なる施設を支持する建物・構築物の許容限界を適用する。
なお，適用に当たっては，「耐震重要度分類」を「設備分類」に読
み替える。
(d)

建物・構築物の保有水平耐力（（e），（f）に記載のものを除く。）「設計基準対象施設について 第 4 条：地震による損傷の防止 第1 部 1.4.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(4)許容限界」に示す
建物・構築物の保有水平耐力に対する許容限界を適用する。
なお，適用に当たっては，「耐震重要度分類」を「重大事故等対処
施設が代替する機能を有する設計基準事故対処設備が属する耐震重要度分類のクラス」に読み替える。ただし，常設重大事故緩和設備が設置される重大事故等対処施設については，当該クラスを S クラスとする。
(e) 常設耐震重要重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備又は常設

2.1.2-16

重大事故防止設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類が S クラスのもの）が設置される重大事故等対処施設の土木構造物「設計基準対象施設について 第 4 条：地震による損傷の防止 第1 部 1.4.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(4)許容限界」に示す
屋外重要土木構造物の基準地震動による地震力との組合せに対する許容限界を適用する。
(f) 常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備又は 常 設 重 大 事 故 防 止 設 備（ 設 計 基 準 拡 張 ）（当該設備が属する 耐 震 重 要 度 分 類 が B ク ラ ス 又 は C ク ラ ス の も の ） が設置される重大事故等対処施設の土木構造物「設計基準対象施設について 第 4 条：地震による損傷の防止 第1 部 1.4.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(4)許容限界」に示す
その他の土木構造物の許容限界を適用する。
b. 機器・配管系(a) 常設耐震重要重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備又は常設
重大事故防止設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類が S クラスのもの）が設置される重大事故等対処施設の機器・配管系「設計基準対象施設について 第 4 条：地震による損傷の防止 第1 部 1.4.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(4)許容限界」に示す
S クラスの機器・配管系の基準地震動による地震力との組合せに対する許容限界を適用する。
ただし，原子炉格納容器バウンダリを構成する設備及び非常用炉
心冷却設備等の弾性設計用地震動と設計基準事故時の状態における長期的荷重との組合せに対する許容限界は，「設計基準対象施設について 第 4 条：地震による損傷の防止 第 1 部 1.4.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(4)許容限界」に示す S クラスの機器・配管系の弾性設計用地震動による地震力又は静的地震力との組合せに対する許容限界を適用する。
(b) 常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備又は 常 設 重 大 事 故 防 止 設 備（ 設 計 基 準 拡 張 ）（当該設備が属する 耐 震 重 要 度 分 類 が B ク ラ ス 又 は C ク ラ ス の も の ） が設置される重大事故等対処施設の機器・配管系「設計基準対象施設について 第 4 条：地震による損傷の防止 第1 部 1.4.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(4)許容限界」に示す

2.1.2-17

B クラス及び C クラスの機器・配管系の許容限界を適用する。
c. 基礎地盤の支持性能(a) 常設耐震重要重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備又は常設
重大事故防止設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度
分類が S クラスのもの）が設置される重大事故等対処施設の建物・構築物，機器・配管系及び土木構造物の基礎地盤「設計基準対象施設について 第 4 条：地震による損傷の防止
第 1 部 1.4.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(4)許容限界」に示す S クラスの建物・構築物，S クラスの機器・配管系，屋外重要土木構造物，津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備並びに浸水防止設備が設置された建物・構築物の基礎地盤の基準地震動による地震力との組合せに対する許容限界を適用する。
(b) 常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備又は常設重大事故防止設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震
重要度分類が B クラス又は C クラスのもの）が設置される重大事
故等対処施設の建物・構築物，機器・配管系及び土木構造物の基礎
地盤「設計基準対象施設について 第 4 条：地震による損傷の防止
第 1 部 1.4.1.4 荷重の組合せと許容限界」の「(4)許容限界」に示す B，C クラスの建物・構築物，機器・配管系及びその他の土木構造物の基礎地盤の許容限界を適用する。

2.1.2-18

2.1.2.2.5 設計における留意事項「設計基準対象施設について 第 4 条：地震による損傷の防止 第 1 部
1.4.1.5 設計における留意事項」を適用する。
ただし，適用に当たっては，「耐震重要施設」を「常設耐震重要重大事
故防止設備，常設重大事故緩和設備又は常設重大事故防止設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類が S クラスのもの）が設置される重大事故等対処施設」に，「安全機能」を「重大事故等に対処するために必要な機能」に読み替える。
なお，耐震重要度分類の下位のクラスに属する施設の波及的影響については，B クラス及び C クラスの施設に加え，常設耐震重要重大事故防止
設備以外の常設重大事故防止設備又は常設重大事故防止設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類が B クラス又は C クラスのもの）が設置される重大事故等対処施設，可搬型重大事故等対処設備，常設
重大事故防止設備及び常設重大事故緩和設備並びに常設重大事故防止設
備（設計基準拡張）のいずれにも属さない常設の重大事故等対処施設の影響についても評価する。
また，可搬型重大事故等対処設備については，地震による周辺斜面の崩壊，溢水，火災等の影響を受けない場所に適切な保管がなされていることを併せて確認する。

2.1.2-19

2.1.2.2.6 構造計画と配置計画
重大事故等対処施設の構造計画及び配置計画に際しては，地震の影響が低減されるように考慮する。
建物・構築物は，原則として剛構造とし，重要な建物・構築物は，地震力に対し十分な支持性能を有する地盤に支持させる。剛構造としない建物・構築物は，剛構造と同等又はそれを上回る耐震安全性を確保する。
機器・配管系は，応答性状を適切に評価し，適用する地震力に対して構造強度を有する設計とする。配置に自由度のあるものは，耐震上の観点からできる限り重心位置を低くし，かつ，安定性のよい据付け状態になるよう配置する。
また，建物・構築物の建屋間相対変位を考慮しても，建物・構築物及び機器・配管系の耐震安全性を確保する設計とする。
B クラス及び C クラスの施設，常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備又は常設重大事故防止設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類が B クラス又は C クラスのもの）が設置される重大事故等対処施設，可搬型重大事故等対処設備，常設重大事
故防止設備及び常設重大事故緩和設備並びに常設重大事故防止設備（設計基準拡張）のいずれにも属さない常設の重大事故等対処施設は，原則，常設耐震重要重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備又は常設
重大事故防止設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類
が S クラスのもの）が設置される重大事故等対処施設に対して離隔をとり配置する，若しくは基準地震動に対し構造強度を保つようにし，常設耐震重要重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備又は常設重大事
故防止設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類が S ク
ラスのもの）が設置される重大事故等対処施設の重大事故等に対処するために必要な機能を損なわない設計とする。

2.1.2-20

2.1.2.2.7 緊急時対策所
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）から構成される。5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所については，基準地震動
による地震力に対して，重大事故等に対処するために必要な機能が損
なわれるおそれがないように設計する。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）を設置する 5 号炉原子炉建屋については，耐震構造とし，基準地震動による地震力に対して，遮蔽性能を確保する。また，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性を確保するため，鋼製の高気密室を設置し，基準地震動による地震力に対して，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）換
気設備の性能とあいまって十分な気密性を確保する。
また，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）を設置する 5 号
炉原子炉建屋及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）内に設置する室内遮蔽については，基準地震動による地震力に対して，遮蔽性能を確保する。また，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）の居住性を確保するため，基準地震動による地震力に対して，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）換気設備の性能とあいまって十分な気密性を確保する。
なお，地震力の算定方法及び荷重の組合せと許容限界については，「設
計基準対象施設について 第 4 条：地震による損傷の防止 第 1 部
1.4.1.3 地震力の算定方法」及び「設計基準対象施設について 第 4条：地震による損傷の防止 第 1 部 1.4.1.4 荷重の組合せと許容限界」に示す建物・構築物及び機器・配管系のものを適用する。

2.1.2-21

第 2.1.2.2.2 表

重大事故等対処設備（主要設備）の設備分類（１／１０）
主要設備

設備分類

定義

（[ ]内は、設計基準事故対処施設を兼ねる設備の耐震重要度分類）

1.常設耐震重要重大事
故防止設備以外の常設重大事故防止設備

常設重大事故防止設備であって，耐震重要施設に属する設計基準事故対処
設備が有する機能を代替するもの以外のもの(1) 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設
・使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）
・使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA広域）[C](2)計測制御系統施設
・無線連絡設備（常設）[C]・無線連絡設備（屋外アンテナ）[伝送路] [C](3)非常用取水設備
・スクリーン室[C]・取水路[C]2.1.2-22

第 2.1.2.2.2 表

重大事故等対処設備（主要設備）の設備分類（２／１０）
主要設備

設備分類

定義

（[ ]内は、設計基準事故対処施設を兼ねる設備の耐震重要度分類）

2.常設耐震重要重大事
故防止設備

常設重大事故防止設備であって，耐震重要施設に属する設計基準事故対処
設備が有する機能を代替するもの(1)原子炉本体
・原子炉圧力容器[S](2)核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設
・使用済燃料プール[S]・燃料プール代替注水系配管・弁［流路］
・常設スプレイヘッダ
・燃料プール冷却浄化系ポンプ[B]・燃料プール冷却浄化系熱交換器[B]・燃料プール冷却浄化系配管・弁・スキマサージタンク・
ディフューザ［流路］[S,B](3)原子炉冷却系統施設
・高圧代替注水系ポンプ
・高圧代替注水系（蒸気系）配管・弁［流路］
・主蒸気系配管・弁・クエンチャ［流路］[S,B]
・原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁［流路］[S]・高圧代替注水系（注水系）配管・弁［流路］
・復水補給水系配管・弁［流路］[B]・高圧炉心注水系配管・弁［流路］[S]・残留熱除去系配管・弁（7 号炉のみ）［流路］[S]・給水系配管・弁・スパージャ［流路］[S]・逃がし安全弁［操作対象弁］[S]・逃がし弁機能用アキュムレータ[S]・自動減圧機能用アキュムレータ[S]・復水移送ポンプ[B]・残留熱除去系配管・弁・スパージャ・残留熱除去系熱交換器［流路］[S]・原子炉補機冷却系配管・弁・サージタンク［流路］[S]・主排気筒（内筒）［流路］[S]2.1.2-23

第 2.1.2.2.2 表

重大事故等対処設備（主要設備）の設備分類（３／１０）
主要設備

設備分類

定義

（[ ]内は、設計基準事故対処施設を兼ねる設備の耐震重要度分類）

2.常設耐震重要重大事
故防止設備

常設重大事故防止設備であって，耐震重要施設に属する設計基準事故対処
設備が有する機能を代替するもの(4)計測制御系統施設
・ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）
・制御棒[S]・制御棒駆動機構（水圧駆動）[S]・制御棒駆動系水圧制御ユニット[S]・制御棒駆動系配管［流路］[S]・ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）・ほう酸水注入系ポンプ[S]・ほう酸水注入系貯蔵タンク[S]・ほう酸水注入系配管・弁［流路］[S]・高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ［流路］[S]・代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）
・自動減圧系の起動阻止スイッチ[S]・高圧窒素ガス供給系配管・弁［流路］[S,C]・自動減圧機能用アキュムレータ［流路］[S]・逃がし弁機能用アキュムレータ［流路］[S]・起動領域モニタ[S]・平均出力領域モニタ[S]・復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）
・復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）・高圧代替注水系系統流量
・原子炉水位（広帯域）,原子炉水位（燃料域）[S]・原子炉圧力[S]・原子炉圧力（SA）
・原子炉水位（SA）
・格納容器内圧力（D/W）
・格納容器内圧力（S/C）
・サプレッション・チェンバ気体温度
・ドライウェル雰囲気温度
・サプレッション・チェンバ・プール水温度
・サプレッション・チェンバ・プール水位・フィルタ装置水位・フィルタ装置入口圧力・フィルタ装置水素濃度・フィルタ装置金属フィルタ差圧・フィルタ装置スクラバ水 pH
・復水貯蔵槽水位（SA）
・復水移送ポンプ吐出圧力・高圧窒素ガス供給系 ADS 入口圧力[C]・高圧窒素ガス供給系窒素ガスボンベ出口圧力[C]・ドレンタンク水位(5)放射線管理施設
・格納容器内雰囲気放射線レベル（D/W）[S]・格納容器内雰囲気放射線レベル（S/C）[S]・フィルタ装置出口放射線モニタ
・耐圧強化ベント系放射線モニタ
・使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
・中央制御室遮蔽[S]・中央制御室換気空調系給排気隔離弁（MCR 外気取入ダンパ，
MCR 非常用外気取入ダンパ，MCR 排気ダンパ）［流路］[S]・中央制御室換気空調系ダクト（MCR 外気取入ダクト，MCR 排気ダクト）［流路］[S]・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）遮蔽・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）遮蔽・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）室内遮蔽

2.1.2-24

第 2.1.2.2.2 表

重大事故等対処設備（主要設備）の設備分類（４／１０）
主要設備

設備分類

定義

（[ ]内は、設計基準事故対処施設を兼ねる設備の耐震重要度分類）

2.常設耐震重要重大事
故防止設備

常設重大事故防止設備であって，耐震重要施設に属する設計基準事故対処
設備が有する機能を代替するもの(6)原子炉格納施設
・原子炉格納容器[S]・原子炉建屋ブローアウトパネル
・耐圧強化ベント系（W/W)配管・弁［流路］[S]・遠隔手動弁操作設備
・遠隔空気駆動弁操作設備配管・弁［流路］
・不活性ガス系配管・弁［流路］[S,C]・耐圧強化ベント系（D/W)配管・弁［流路］[S]・残留熱除去系配管・弁［流路］[S]・格納容器スプレイ・ヘッダ［流路］[S]・フィルタ装置
・よう素フィルタ
・ラプチャーディスク
・ドレン移送ポンプ
・ドレンタンク・フィルタベント遮蔽壁
・配管遮蔽・格納容器圧力逃がし装置配管・弁［流路］
・耐圧強化ベント系配管・弁［流路］[S]・CSP 外部補給配管・弁［流路］
・復水貯蔵槽[B]・非常用ガス処理系配管・弁［流路］[S](7)非常用電源設備
・AM 用切替装置（SRV）
・第一ガスタービン発電機
・軽油タンク[S]・第一ガスタービン発電機用燃料タンク
・第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ
・軽油タンク出口ノズル・弁［燃料流路］
・第一ガスタービン発電機用燃料移送系配管・弁［燃料流路］
・直流 125V 蓄電池 A[S]・直流 125V 蓄電池 A-2[S]・直流 125V 蓄電池 B[S]・AM 用直流 125Ⅴ蓄電池
・直流 125V 充電器 A[S]・直流 125V 充電器 A-2[S]・直流 125V 充電器 B[S]・AM 用直流 125Ⅴ充電器
・緊急用断路器
・緊急用電源切替箱断路器
・緊急用電源切替箱接続装置
・AM用動力変圧器
・AM用MCC・AM用操作盤
・AM用切替盤[S]・非常用高圧母線 C 系[S]・非常用高圧母線D系[S]・号炉間電力融通ケーブル（常設）・M/C C電圧
・M/C D電圧
・第一GTG発電機電圧・非常用D/G発電機電圧・非常用D/G発電機電力
・非常用 D/G 発電機周波数

2.1.2-25

第 2.1.2.2.2 表

重大事故等対処設備（主要設備）の設備分類（５／１０）
主要設備

設備分類

定義

（[ ]内は、設計基準事故対処施設を兼ねる設備の耐震重要度分類）

2.常設耐震重要重大事
故防止設備

常設重大事故防止設備であって，耐震重要施設に属する設計基準事故対処
設備が有する機能を代替するもの(7)非常用電源設備（続き）
・非常用D/G発電機電圧（他号炉）
・非常用D/G発電機電力（他号炉）
・非常用D/G発電機周波数（他号炉）
・P/C C-1電圧
・P/C D-1電圧・P/C C-1電圧（他号炉）
・P/C D-1電圧（他号炉）
・直流125V主母線盤A電圧・直流125V主母線盤B電圧・直流125V充電器盤A-2蓄電池電圧
・AM用直流125V充電器盤蓄電池電圧
・第一GTG発電機周波数(8)非常用取水設備
・海水貯留堰[S](9)緊急時対策所
・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）高気密室
・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）二酸化炭素吸収装置
・負荷変圧器・交流分電盤

2.1.2-26

第 2.1.2.2.2 表

重大事故等対処設備（主要設備）の設備分類（６／１０）
主要設備

設備分類

定義

（[ ]内は、設計基準事故対処施設を兼ねる設備の耐震重要度分類）

3.常設重大事故緩和設
備

重大事故等対処設備のうち，重大事故が発生した
場合において，当該重大事故の拡大を防止し，又はその影響を緩和するための機能を有する設備（重大事故緩和設備）の
うち，常設のもの(1)原子炉本体
・原子炉圧力容器[S](2)核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設
・使用済燃料プール[S]・使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）
・使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA広域）[C]・燃料プール代替注水系配管・弁［流路］
・常設スプレイヘッダ(3)原子炉冷却系統施設
・逃がし安全弁［操作対象弁］[S]・自動減圧機能用アキュムレータ[S]・主蒸気系配管・クエンチャ［流路］[S,B]
・復水移送ポンプ[B]・復水補給水系配管・弁［流路］[B]・高圧炉心注水系配管・弁［流路］[S]・給水系配管・弁・スパージャ［流路］[S]・残留熱除去系配管・弁・スパージャ［流路］[S]・残留熱除去系熱交換器[S]・原子炉補機冷却系配管・弁・サージタンク［流路］[S]・サプレッション・チェンバ[S]・主排気筒（内筒）［流路］[S](4)計測制御系統施設
・原子炉建屋水素濃度
・静的触媒式水素再結合器動作監視装置
・原子炉圧力容器温度・復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）
・復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）
・復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）
・復水補給水系温度（代替循環冷却）・原子炉水位（広帯域）, 原子炉水位（燃料域）[S]・原子炉圧力[S]・原子炉圧力（SA）
・原子炉水位（SA）
・格納容器内酸素濃度[S]・格納容器内圧力（D/W）
・格納容器内圧力（S/C）
・サプレッション・チェンバ気体温度
・ドライウェル雰囲気温度
・サプレッション・チェンバ・プール水温度
・格納容器内水素濃度（SA）
・格納容器内水素濃度[S]・サプレッション・チェンバ・プール水位
・格納容器下部水位・フィルタ装置水位・フィルタ装置入口圧力・フィルタ装置水素濃度・フィルタ装置金属フィルタ差圧・フィルタ装置スクラバ水 pH
・復水移送ポンプ吐出圧力・復水貯蔵槽水位（SA）
・無線連絡設備（常設）[C]・無線連絡設備（屋外アンテナ）[伝送路] [C]・ドレンタンク水位

2.1.2-27

第 2.1.2.2.2 表

重大事故等対処設備（主要設備）の設備分類（７／１０）
主要設備

設備分類

定義

（[ ]内は、設計基準事故対処施設を兼ねる設備の耐震重要度分類）

3.常設重大事故緩和設
備

重大事故等対処設備のうち，重大事故が発生した
場合において，当該重大事故の拡大を防止し，又はその影響を緩和するための機能を有する設備（重大事故緩和設備）の
うち，常設のもの(5)放射線管理施設
・格納容器内雰囲気放射線レベル（D/W）[S]・格納容器内雰囲気放射線レベル（S/C）[S]・フィルタ装置出口放射線モニタ
・耐圧強化ベント系放射線モニタ
・使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レン
ジ）・中央制御室遮蔽[S]・中央制御室換気空調系給排気隔離弁（MCR外気取入ダン
パ，MCR非常用外気取入ダンパ，MCR排気ダンパ）［流路］[S]・中央制御室換気空調系ダクト（MCR 外気取入ダクト，MCR 排気ダクト）［流路］[S]・中央制御室待避室遮蔽（常設）・中央制御室待避室陽圧化装置（配管・弁）［流路］
・5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）遮蔽・5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）陽圧化装置（配管・弁）［流路］
・5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）遮蔽・5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）室内遮蔽
・5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）陽圧化装置（配管・弁）［流路］(6)原子炉格納施設
・原子炉格納容器[S]・原子炉建屋原子炉区域[S]・耐圧強化ベント系（W/W) 配管・弁［流路］[S]・遠隔手動弁操作設備
・遠隔空気駆動弁操作設備配管・弁［流路］
・不活性ガス系配管・弁[S,C]・残留熱除去系配管・弁・ストレーナ［流路］[S]・格納容器スプレイ・ヘッダ［流路］[S]・フィルタ装置
・よう素フィルタ
・ドレン移送ポンプ
・ドレンタンク・ラプチャーディスク・フィルタベント遮蔽壁
・配管遮蔽・格納容器圧力逃がし装置配管・弁［流路］
・耐圧強化ベント系配管・弁［流路］[S]・コリウムシールド・CSP 外部補給配管・弁［流路］
・静的触媒式水素再結合器
・復水貯蔵槽[B]・非常用ガス処理系排風機[S]・非常用ガス処理系フィルタ装置［流路］[S]・非常用ガス処理系湿分除去装置［流路］[S]・非常用ガス処理系配管・弁［流路］[S]2.1.2-28

第 2.1.2.2.2 表

重大事故等対処設備（主要設備）の設備分類（８／１０）
主要設備

設備分類

定義

（[ ]内は、設計基準事故対処施設を兼ねる設備の耐震重要度分類）

3.常設重大事故緩和設
備

重大事故等対処設備のうち，重大事故が発生した
場合において，当該重大事故の拡大を防止し，又はその影響を緩和するための機能を有する設備（重大事故緩和設備）の
うち，常設のもの(7)非常用電源設備
・第一ガスタービン発電機
・軽油タンク[S]・第一ガスタービン発電機用燃料タンク
・第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ
・軽油タンク出口ノズル・弁［燃料流路］
・第一ガスタービン発電機用燃料移送系配管・弁［燃料流路］
・直流125V蓄電池A[S]・直流125V蓄電池A-2[S]・直流125V蓄電池B[S]・AM用直流125V蓄電池
・直流125V充電器A[S]・直流125V充電器A-2[S]・直流125V 充電器B[S]・AM 用直流 125V 充電器
・緊急用断路器
・緊急用電源切替箱断路器
・緊急用電源切替箱接続装置
・AM用動力変圧器
・AM用MCC・AM用操作盤
・AM用切替盤[S]・非常用高圧母線C系[S]・非常用高圧母線D系[S]・号炉間電力融通ケーブル（常設）・M/C C電圧
・M/C D電圧
・第一GTG発電機電圧・非常用D/G発電機電圧・非常用D/G発電機電力
・非常用D/G発電機周波数・非常用D/G発電機電圧（他号炉）
・非常用D/G発電機電力（他号炉）
・非常用D/G発電機周波数（他号炉）
・P/C C-1電圧
・P/C D-1電圧・P/C C-1電圧（他号炉）
・P/C D-1電圧（他号炉）
・直流125V主母線盤A電圧・直流125V主母線盤B電圧・直流125V充電器盤A-2蓄電池電圧
・AM用直流125V充電器盤蓄電池電圧
・第一GTG発電機周波数(8)非常用取水設備
・海水貯留堰[S]・スクリーン室[C]・取水路[C](9)緊急時対策所
・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）高気密室
・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）二酸化炭素吸収装置
・負荷変圧器・交流分電盤

2.1.2-29

第 2.1.2.2.2 表

重大事故等対処設備（主要設備）の設備分類（９／１０）
主要設備

設備分類

定義

（[ ]内は、設計基準事故対処施設を兼ねる設備の耐震重要度分類）

4.常設重大事故防止設
備（設計基準拡張）

設計基準対象施設のうち，重大事故等発生時に機能を期待する設備であって，重大事故の発生を防止する機能を有する常設重大事故防止設備以外の常設のもの(1)原子炉冷却系統施設
・原子炉隔離時冷却系ポンプ[S]・原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁[S]・原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・ストレーナ［流路］[S]・主蒸気系配管・弁[S]・復水補給水系配管・弁［流路］[B]・給水系配管・弁・スパージャ［流路］[S]・高圧炉心注水系ポンプ[S]・高圧炉心注水系配管・弁・ストレーナ・スパージャ［流路］[S]・高圧炉心注水系注入隔離弁[S]・残留熱除去系ポンプ [S]・残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・スパージャ［流路］[S]・残留熱除去系熱交換器[S]・原子炉補機冷却水ポンプ[S]・原子炉補機冷却海水ポンプ[S]・原子炉補機冷却水系熱交換器[S]・原子炉補機冷却系配管・弁・海水ストレーナ［流路］[S]・原子炉補機冷却系サージタンク［流路］[S](2)計測制御系統施設
・残留熱除去系系統流量[S]・残留熱除去系熱交換器入口温度[C]・残留熱除去系熱交換器出口温度[C]・高圧炉心注水系系統流量[S]・原子炉隔離時冷却系系統流量[S]・原子炉補機冷却水系系統流量[C]・残留熱除去系熱交換器入口冷却水流量[C]・高圧炉心注水系ポンプ吐出圧力[B]・残留熱除去系ポンプ吐出圧力[B]・RCWサージタンク水位[S]・原子炉補機冷却水系熱交換器出口冷却水温度[C](3)原子炉格納施設
・残留熱除去系配管・弁・ストレーナ［流路］[S]2.1.2-30

第 2.1.2.2.2 表

重大事故等対処設備（主要設備）の設備分類（１０／１０）
主要設備

設備分類

定義

（[ ]内は、設計基準事故対処施設を兼ねる設備の耐震重要度分類）

4.常設重大事故防止設
備（設計基準拡張）

設計基準対象施設のうち，重大事故等発生時に機能を期待する設備であって，重大事故の発生を防止する機能を有する常設重大事故防止設備以外の常設のもの(4)非常用電源設備
・非常用ディーゼル発電機[S]・燃料ディタンク[S]・燃料移送ポンプ[S]・非常用ディーゼル発電機燃料移送系配管・弁［燃料流路］[S]・直流 125V 蓄電池 C[S]・直流125V蓄電池D[S]・直流125V充電器C[S]・直流125V充電器D[S]・M/C E電圧
・P/C E-1電圧・直流125V主母線盤C電圧(5)非常用取水設備
・補機冷却用海水取水路[C]・補機冷却用海水取水槽[C]2.1.2-31

2.1.3 津波による損傷の防止
2.1.3.1 津波による損傷の防止に係る基準適合性【設置許可基準規則】（津波による損傷の防止）第四十条 重大事故等対処施設は，基準津波に対して重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがないものでなければならない。
適合のための設計方針
基準津波及び入力津波の策定に関しては，第五条の「適合のための設計方針」
を適用する。
耐津波設計としては以下の方針とする。
(1) 重大事故等対処施設の津波防護対象設備（非常用取水設備を除く。）を内包する建屋及び区画の設置された敷地において，基準津波による遡上波を地上部から到達又は流入させない設計とする。また，取水路，放水路等の経路から流入させない設計とする。
(2) 取水・放水施設，地下部等において，漏水する可能性を考慮の上，漏水による浸水範囲を限定して，重大事故等に対処するために必要な機能への影響を防止する設計とする。
(3) 上記(1)及び(2)に規定するもののほか，重大事故等対処施設の津波防護対象設備（非常用取水設備を除く。）を内包する建屋及び区画については，
浸水防護をすることにより津波による影響等から隔離する。そのため，浸水防護重点化範囲を明確化するとともに，必要に応じて実施する浸水対策については，第五条の「適合のための設計方針」を適用する。
(4) 水位変動に伴う取水性低下による重大事故等に対処するために必要な機能への影響を防止する。そのため，非常用海水冷却系については，第五条の「適合のための設計方針」を適用する。
また，大容量送水車については，基準津波による水位の変動に対して取水性を確保でき，6 号及び 7 号炉の取水口からの砂の混入に対して，ポンプが機能保持できる設計とする。
(5) 津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備の機能の保持については，第五条の「適合のための設計方針」を適用する。

2.1.3-1

(6) 津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備の設計並びに非常用海水冷却系等の取水性の評価に当たっては，第五条の「適合のための設計方針」
を適用する。

2.1.3-2

2.1.3.2 重大事故等対処施設の耐津波設計
2.1.3.2.1 重大事故等対処施設の耐津波設計の基本方針
重大事故等対処施設は，基準津波に対して重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがない設計とする。
(1) 津波防護対象の選定
設置許可基準規則第四十条（津波による損傷の防止）においては，「重大事故等対処施設は，基準津波に対して重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがないものでなければならない」ことを要求している。
なお，設置許可基準規則第四十三条（重大事故等対処設備）における可搬型重大事故等対処設備の接続口，保管場所及び機能保持に対する要求事項を満足するため，可搬型重大事故等対処設備についても津波防護の対象とする。
このため，津波から防護する設備は，重大事故等対処施設（可搬型重大事
故等対処設備を含む。）（以下「重大事故等対処施設の津波防護対象設備」という。）とし，これらを内包する建屋及び区画について第 2.1.3-1 表に分類を示す。
なお，津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備は，設置許可基準規則の解釈別記 3 で入力津波に対して機能を十分に保持できることが要求されており，同要求を満足できる設計とする。
(2) 敷地及び敷地周辺における地形，施設の配置等
a. 敷地及び敷地周辺の地形，標高並びに河川の存在の把握「設計基準対象施設について 第 5 条：津波による損傷の防止 1.2(2)
安全設計方針」に同じ。
b. 敷地における施設の位置，形状等の把握
重大事故等対処施設の津波防護対象設備を内包する建屋及び区画として，「設計基準対象施設について 第 5 条：津波による損傷の防止 1.2(2)
安全設計方針」で示した範囲に加え，格納容器圧力逃がし装置を敷設する
区画，常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）を敷設する区画，5 号
炉原子炉建屋（緊急時対策所（6 号及び 7 号炉共用）を設定する区画），5号炉東側保管場所（6 号及び 7 号炉共用），5 号炉東側第二保管場所（6 号及び 7 号炉共用），大湊側高台保管場所（6 号及び 7 号炉共用）及び荒浜側
高台保管場所（6 号及び 7 号炉共用）を設置する。なお，いずれの建屋及び区画も「設計基準対象施設について 第 5 条：津波による損傷の防止 第1.5-7 図」で示した「浸水を防止する敷地」に設置する。（第 2.1.3-1 図）
c. 敷地周辺の人工構造物の位置，形状等の把握

2.1.3-3

「設計基準対象施設について
安全設計方針」に同じ。

第 5 条：津波による損傷の防止

1.2(2)(3) 入力津波の設定「設計基準対象施設について 第 5 条：津波による損傷の防止 1.2(2)安全設計方針」に同じ。入力津波の時刻歴波形を第 2.1.3-2 図に，入力津波高さ一覧を第 2.1.3-2 表に示す。
2.1.3.2.2 敷地の特性に応じた津波防護の基本方針
津波防護の基本方針は，以下の(1)から(5)のとおりである。
(1) 重大事故等対処施設の津波防護対象設備（非常用取水設備を除く。下記(3)において同じ。）を内包する建屋及び区画の設置された敷地において，基準津波による遡上波を地上部から到達又は流入させない設計とする。また，取水路，放水路等の経路から流入させない設計とする。
(2) 取水・放水施設，地下部等において，漏水する可能性を考慮の上，漏水による浸水範囲を限定して，重大事故等に対処するために必要な機能への影響を防止できる設計とする。
(3) 上記 2 方針のほか，重大事故等対処施設の津波防護対象設備を内包する
建屋及び区画については，浸水防護をすることにより，津波による影響等から隔離可能な設計とする。
(4) 水位変動に伴う取水性低下による重大事故等に対処するために必要な機能への影響を防止できる設計とする。
(5) 津波監視設備については，入力津波に対して津波監視機能が保持できる設計とする。
敷地の特性に応じた津波防護としては，基準津波による遡上波を地上部から到達又は流入させない設計とするため，重大事故等対処施設の津波防護対象設
備（非常用取水設備を除く。）を内包する建屋及び区画を，「設計基準対象施設について 第 5 条：津波による損傷の防止 1.2(2)安全設計方針」で設定した「浸水を防止する敷地」に設置することで，同建屋及び区画が設置された敷地
への，遡上波の地上部からの到達及び流入を敷地高さにより防止する。

2.1.3-4

また，取水路から津波を流入させない設計とするため，外郭防護として，タービン建屋の補機取水槽の上部床面に設けられた開口部に取水槽閉止板を設置する。
重大事故等対処施設の津波防護対象設備（非常用取水設備を除く。）を内包する建屋及び区画については，津波による影響等から隔離可能な設計とするため，内郭防護として，タービン建屋内の区画境界部及び他の建屋との境界部に水密扉，止水ハッチ，ダクト閉止板（6 号炉），浸水防止ダクト（7 号炉）及び床ドレンライン浸水防止治具の設置並びに貫通部止水処置を実施する。
引き波時の水位低下に対して，補機取水槽の水位が原子炉補機冷却海水ポン
プの取水可能水位を下回らないよう，海水貯留堰を設置する。
地震発生後，津波が発生した場合に，その影響を俯瞰的に把握するため，津
波監視設備として補機取水槽に取水槽水位計を，7 号炉の主排気筒に津波監視カメラ（6 号及び 7 号炉共用）を設置する。
格納容器圧力逃がし装置を敷設する区画，常設代替交流電源設備を敷設する
区画，5 号炉原子炉建屋（緊急時対策所を設定する区画），5 号炉東側保管場所，
5 号炉東側第二保管場所，大湊側高台保管場所及び荒浜側高台保管場所は，津波の影響を受けない位置に設置するため，新たな津波防護対策は必要ない。
津波防護対策の設備分類と設置目的を第 2.1.3-3 表に示す。また，敷地の特性に応じた津波防護の概要を第 2.1.3-3 図に示す。
2.1.3.2.3 敷地への浸水防止（外郭防護 1）(1) 遡上波の地上部からの到達，流入の防止
重大事故等対処施設の津波防護対象設備（非常用取水設備を除く。）を内包する建屋及び区画は，基準津波による遡上波が到達しない十分に高い敷地として設定した「浸水を防止する敷地」に設置する。
遡上波の地上部からの到達防止に当たっての検討は，「設計基準対象施設について 第 5 条：津波による損傷の防止 1.2(2)安全設計方針」を適用する。
(2) 取水路，放水路等の経路からの津波の流入防止
取水路，放水路等の経路から，津波が流入する可能性のある経路（扉，開口部，貫通口等）を特定し，必要に応じて実施する浸水対策については「設計基準対象施設について 第 5 条：津波による損傷の防止 1.2(2)安全設計
方針」を適用する。
2.1.3.2.4 漏水による重大事故等に対処するために必要な機能への影響防止（外郭防護 2）2.1.3-5

取水・放水施設，地下部等において，漏水する可能性を検討の上，漏水による浸水範囲を限定し，重大事故等に対処するために必要な機能への影響を防止する設計とする。具体的には，「設計基準対象施設について 第 5 条：津波による損傷の防止 1.2(2)安全設計方針」を適用する。
2.1.3.2.5 重大事故等対処施設の津波防護対象設備を内包する建屋及び区画の隔離（内郭防護）(1) 浸水防護重点化範囲の設定
浸水防護重点化範囲として，「設計基準対象施設について 第 5 条：津波による損傷の防止 1.2(2)安全設計方針」で示した範囲に加え，格納容器圧
力逃がし装置を敷設する区画，常設代替交流電源設備を敷設する区画，5 号
炉原子炉建屋（緊急時対策所を設定する区画），5 号炉東側保管場所，5 号炉
東側第二保管場所，大湊側高台保管場所及び荒浜側高台保管場所を設定する。
(2) 浸水防護重点化範囲の境界における浸水対策
浸水防護重点化範囲のうち，設計基準対象施設と同じ範囲については，「設
計基準対象施設について 第 5 条：津波による損傷の防止 1.2(2)安全設計
方針」を適用する。
また，その他の範囲については，津波による溢水の影響を受けない位置に設置する又は津波による溢水の浸水経路がない設計とする。
2.1.3.2.6 水位変動に伴う取水性低下による重大事故等に対処するために必要な機能への影響防止(1) 重大事故等対処施設の取水性
水位変動に伴う取水性低下による重大事故等に対処するために必要な機能への影響を防止する設計とする。そのため，非常用海水冷却系については，「設計基準対象施設について 第 5 条：津波による損傷の防止 1.2(2)安全設計方針」を適用する。
重大事故時に使用する可搬型の海水を取水するポンプは，大容量送水車の取水ポンプであり，設計基準対象施設の非常用取水設備である取水路から海水を取水する。
同取水ポンプについては，海水貯留堰の貯留容量及び想定する最大同時運
転台数（3 台）による運転時に必要な水量を考慮し，ポンプの設置高さを設定する等により，重大事故時においてポンプの機能が保持できるとともに，必要な海水が確保できる設計とする。

2.1.3-6

(2) 津波の二次的な影響による重大事故等対処施設の機能保持確認
基準津波による水位変動に伴う海底の砂移動・堆積及び漂流物に対して，
6 号及び 7 号炉の取水口及び取水路の通水性が確保できる設計とする。
また，基準津波による水位変動に伴う浮遊砂等の混入に対して，原子炉補機冷却海水ポンプは機能保持できる設計とする。具体的には，「設計基準対
象施設について 第 5 条：津波による損傷の防止 1.2(2)安全設計方針」を適用する。
重大事故時に使用する可搬型の海水を取水する大容量送水車については，
浮遊砂等の混入に対して，機能保持できる設計とする。
2.1.3.2.7 津波監視
津波の襲来を監視するための津波監視設備の設置については，「設計基準対
象施設について 第 5 条：津波による損傷の防止 1.2(2)安全設計方針」を適用する。

2.1.3-7

第 2.1.3-1 表 重大事故等対処設備の津波防護対象設備を内包する建屋・区画の分類
分類

A

該当する建屋・区画

設計基準対象施設の津波防護対象設備の浸水防護重点化範囲内

1) 原子炉建屋
2) タービン建屋
3) コントロール建屋
4) 廃棄物処理建屋
5) 燃料設備の一部（軽油タンク，燃料移送ポンプ）を敷設する区画

1) 格納容器圧力逃がし装置を敷設する区画

2.1.3-8

Ⅰ

大湊側敷地（T.M.S.L.＋12m）に設置される建屋・区画

2) 常設代替交流電源設備を敷設する区画

B

設計基準対象施設の津波防護対象設備の浸水防護重点化範囲外

3) 5号炉原子炉建屋（緊急時対策所を設定する区画）（T.M.S.L.＋27.8m）
4) 5号炉東側保管場所

5) 5号炉東側第二保管場所

1) 大湊側高台保管場所（T.M.S.L.＋35m）
Ⅱ

大湊側敷地よりも高所に設置される建屋・区画
2) 荒浜側高台保管場所（T.M.S.L.＋37m）

第 2.1.3-2 表

入力津波高さ一覧

基準津波

入力津波高さ波源

T.M.S.L. (m)

評価地点
取水路

名称

策定目的

地震
（断層モデル）

取水口前面

地すべり

2.1.3-9基準
津波
1

施設や敷地への影響評価（水位上昇側）

日本海東縁部（2 領域モデル）

LS-2

基準
津波
2

施設や敷地への影響評価（水位下降側）

日本海東縁部（2 領域モデル）

－

基準
津波
3

敷地高さが低い
荒浜側敷地への遡上影響を評価（防潮堤健全状態）

海域の活断層（5 断層連動モデル）

LS-2

基準
津波
1’

敷地高さが低い
荒浜側敷地への遡上影響を評価（防潮堤損傷状態）

日本海東縁部（2 領域モデル）

LS-2

放水路
※1

遡上域
※2

補機取水槽

放水庭

5 号炉

6 号炉

7 号炉

5 号炉

6 号炉

7 号炉

+7.4※3+7.5※3+7.2※3+7.7※3+8.4※3+8.3※3-3.5※4-3.5※4-4.0※4-4.3※4放水口
前面+7.0※3

荒浜側

5 号炉

6 号炉

7 号炉

+8.3※3+8.8※3+10.3※3

防潮堤
前面敷地

防潮堤
内敷地

発電所
全体

+8.3※3+7.9※3※1：複数ある補機取水槽における水位のうち最高水位（上昇水位）又は最低水位（下降水位）を与える津波を入力津波とする。
※2：複数ある放水庭及び補機放水庭における水位のうち最高水位を与える津波を入力津波とする。
※3：朔望平均満潮位(T.M.S.L.+0.49m)，潮位のばらつき(0.16m)及び地殻沈降量（0.21m～0.29m）を考慮した値※4：朔望平均干潮位(T.M.S.L.+0.03m)及び潮位のばらつき(0.15m)を考慮した値+6.9※3

第 2.1.3-3 表

津波防護対策の設備分類と設置目的

津波防護対策

設備分類

設置目的

６号及び７号炉
タービン建屋補機取水槽上部床面

取水路からタービン
建屋への津波の流入を防止する。

取水槽閉止板水密扉
６号及び７号炉
タービン建屋内
浸水防護重点化範囲境界

止水ハッチ

浸水防止設備

建屋内の循環水配管や他の海水系機器の損傷に伴う溢水及び損傷箇所を介しての津波の流入に対して，浸水防護重点化
範囲の浸水を防止する。

ダクト閉止板
浸水防止ダクト
床ドレンライン
浸水防止治具貫通部止水処置

海水貯留堰

地震によるタービン

津波防護施設（非常用取水設備）

引き波時において，
非常用海水冷却系の海水ポンプの機能を保持し，同系による冷却に必要な海水を確保する。

津波監視設備敷地への津波の繰り返しの襲来を察知し，その影響を俯瞰的に把握する。

津波監視カメラ

取水槽水位計

2.1.3-10

2.1.3-11
黒囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

第 2.1.3-1 図

重大事故等対処施設の津波防護対象設備を内包する建屋及び区画

水位(T.M.S.L. m)

5号炉取水口前面 水位

8
6
4
2
0
-2
-4
-6

7.4(37.6 分)

水位(T.M.S.L. m)

0水位(T.M.S.L. m)
水位(T.M.S.L. m)

90

120
時間（分）

150

180

210

240

90

120
時間（分）

150

180

210

240

90

120
時間（分）

150

180

210

240

90

120
時間（分）

150

180

210

240

90

120
時間（分）

150

180

210

240

90

120
時間（分）

150

180

210

240

7.5(37.7 分)

3060

7号炉取水口前面 水位

8
6
4
2
0
-2
-4
-6

7.2(37.8 分)

0

30

60

5号炉補機取水槽 水位

15
10
5
0
-5
-10

7.7(38.1 分)

0水位(T.M.S.L. m)

60

6号炉取水口前面 水位

8
6
4
2
0
-2
-4
-6
0

30

60

6号炉補機取水槽 水位

15
10
5
0
-5
-10

8.4(38.0 分)

0水位(T.M.S.L. m)

30

30

60

7号炉補機取水槽 水位

15
10
5
0
-5
-10

8.3(37.7 分)

0

30

60

※朔望平均満潮位（T.M.S.L.＋0.49m），潮位のばらつき（0.16m），地殻沈降量（0.21m）を考慮

第 2.1.3-2-1 図

入力津波の時刻歴波形（取水路，上昇側）

2.1.3-12

水位(T.M.S.L. m)

大湊側放水口前面 水位

8
6
4
2
0
-2
-4
-6

7.0(37.4 分)

水位(T.M.S.L. m)

0水位(T.M.S.L. m)

60

90

120
時間（分）

150

180

210

240

90

120
時間（分）

150

180

210

240

90

120
時間（分）

150

180

210

240

5号炉放水庭 水位

15
10
5
0
-5
-10

8.3(37.6 分)

0

30

60

6号炉放水庭 水位

15
10
5
0
-5
-10

8.8(37.4 分)

0

30

60

7号炉放水庭 水位

11水位(T.M.S.L. m)

30

10.3(38.0 分)

底版高さ T.M.S.L.+9.8m

10
9
0

30

60

90

120
時間（分）

150

180

210

※朔望平均満潮位（T.M.S.L.＋0.49m），潮位のばらつき（0.16m），地殻沈降量（0.21m）を考慮

第 2.1.3-2-2 図

入力津波の時刻歴波形（放水路）

2.1.3-13240

水位(T.M.S.L. m)

荒浜側防潮堤前面敷地 水位

10
9
8
7
6
5
4
3
2
1
0

7.9(35.3 分)

030

敷地高（地盤 1m 沈下条件）
T.M.S.L. +4m

60

90

120
時間（分）

150

180

210

240

水位
(T.M.S.L. m)※朔望平均満潮位（T.M.S.L.＋0.49m），潮位のばらつき（0.16m），地殻沈降量（0.29m）を考慮

荒浜側防潮堤内敷地 水位

10
9
8
7
6
5
4
3
2
1
0

6.9(40.8 分)
敷地高 T.M.S.L.+5m

0

30

60

90

120
時間（分）

150

180

210

240

水位
(T.M.S.L. m)※朔望平均満潮位（T.M.S.L.＋0.49m），潮位のばらつき（0.16m），地殻沈降量（0.21m）を考慮

発電所全体遡上域 水位

10
9
8
7
6
5
4
3
2
1
0

敷地高（地盤 2m 沈下条件）T.M.S.L. +6.8m

8.3(13.4 分)

0

30

60

90

120
時間（分）

150

180

※朔望平均満潮位（T.M.S.L.＋0.49m），潮位のばらつき（0.16m），地殻沈降量（0.29m）を考慮

第 2.1.3-2-3 図

入力津波の時刻歴波形（遡上域）

2.1.3-14

210

240

水位
(T.M.S.L. m)

6号炉取水口前面 水位

8
6
4
2
0
-2
-4
-6

-3.5(107.3 分)

水位(T.M.S.L. m)

0水位(T.M.S.L. m)

60

90

120
時間（分）

150

180

210

240

180

210

240

180

210

240

7号炉取水口前面 水位

8
6
4
2
0
-2
-4
-6

-3.5(107.0 分)

0

30

60

90

120
時間（分）

150

6号炉補機取水槽 水位

15
10
5
0
-5
-10

-4.0(111.1 分)

0水位(T.M.S.L. m)

30

30

60

90

120
時間（分）

150

7号炉補機取水槽 水位

15
10
5
0
-5
-10

-4.3(174.3 分)

0

30

60

90

120
時間（分）

150

180

210

※朔望平均干潮位（T.M.S.L.＋0.03m），潮位のばらつき（0.15m）を考慮

第 2.1.3-2-4 図

入力津波の時刻歴波形（取水路，下降側）

2.1.3-15240

黒囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

2.1.3-16
第 2.1.3-3 図

敷地の特性に応じた重大事故等対処施設の津波防護の概要

2.1.3.3 津波に対する防護設備
2.1.3.3.1 重大事故等対処施設
2.1.3.3.1.1 概要
原子炉施設の耐津波設計については，「重大事故等対処施設は，基準津波に対して重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがな
いものでなければならない」ことを目的として，津波の敷地への流入防止，漏水による重大事故等に対処するために必要な機能への影響防止，津波防護の多重化及び水位低下による重大事故等に対処するために必要な機能への影響防止を考慮した津波防護対策を講じる。
津波から防護する設備は，重大事故等対処施設（可搬型重大事故等対処設備を含む。）（以下「重大事故等対処施設の津波防護対象設備」という。）とする。
津波の敷地への流入防止は，重大事故等対処施設の津波防護対象設備（非常用取水設備を除く。）を内包する建屋及び区画の設置された敷地において，基準津波による遡上波の地上部からの到達及び流入の防止対策並びに取水路，放水路等の経路からの流入の防止対策を講じる。
漏水による重大事故等に対処するために必要な機能への影響防止は，取水・放水施設，地下部等において，漏水の可能性を考慮の上，漏水による浸水範囲を限定して，重大事故等に対処するために必要な機能への影響を防止する対策を講じる。
津波防護の多重化として，上記 2 つの対策のほか，重大事故等対処施設の津波防護対象設備（非常用取水設備を除く。）を内包する建屋及び区画において，浸水防護をすることにより津波による影響等から隔離する対策を講じる。
水位低下による重大事故等に対処するために必要な機能への影響防止は，
水位変動に伴う取水性低下による重大事故等に対処するために必要な機能への影響を防止する対策を講じる。
2.1.3.3.1.2 設計方針
重大事故等対処施設は，基準津波に対して重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがない設計とする。
耐津波設計に当たっては，以下の方針とする。
(1) 重大事故等対処施設の津波防護対象設備（非常用取水設備を除く。）を内包する建屋及び区画の設置された敷地において，基準津波による遡上

2.1.3-17

波を地上部から到達又は流入させない設計とする。また，取水路，放水路
等の経路から流入させない設計とする。具体的な設計内容を以下に示す。
a. 重大事故等対処施設の津波防護対象設備（非常用取水設備を除く。）を内包する建屋及び区画は，基準津波による遡上波が到達しない十分高い場所に設置する。
b. 上記 a.の遡上波の到達防止に当たっての検討は，「設計基準対象施設について 第 5 条：津波による損傷の防止 1.4 設備等（手順等含む）」
を適用する。
c. 取水路，放水路等の経路から，津波が流入する可能性のある経路（扉，開口部，貫通口等）を特定し，必要に応じて実施する浸水対策について
は，「設計基準対象施設について 第 5 条：津波による損傷の防止
設備等（手順等含む）」を適用する。

1.4(2) 取水・放水施設，地下部等において，漏水する可能性を考慮の上，漏水による浸水範囲を限定し，重大事故等に対処するために必要な機能への影響を防止する設計とする。
具体的には「設計基準対象施設について 第 5 条：津波による損傷の防止 1.4 設備等（手順等含む）」を適用する。
(3) 上記(1)及び(2)に規定するもののほか，重大事故等対処施設の津波防護対象設備（非常用取水設備を除く。）を内包する建屋及び区画について
は，浸水防護をすることにより津波による影響等から隔離する。そのため，浸水防護重点化範囲を明確化するとともに，必要に応じて実施する浸水対策については，「設計基準対象施設について 第 5 条：津波による損傷の防止 1.4 設備等（手順等含む）」を適用する。
(4) 水位変動に伴う取水性低下による重大事故等に対処するために必要な機能への影響を防止する。そのため，非常用海水冷却系については，「設
計基準対象施設について 第 5 条：津波による損傷の防止 1.4 設備等（手順等含む）」を適用する。
また，大容量送水車については，基準津波による水位の変動に対して取水性を確保でき，6 号及び 7 号炉の取水口からの砂の混入に対して，ポンプが機能保持できる設計とする。

2.1.3-18

(5) 津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備の機能の保持について
は，「設計基準対象施設について 第 5 条：津波による損傷の防止 1.4 設
備等（手順等含む）」を適用する。
(6) 津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備の設計に当たって考慮
する自然現象については，「設計基準対象施設について 第 5 条：津波による損傷の防止 1.4 設備等（手順等含む）」を適用する。
(7) 津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備の設計における荷重の組合せを考慮する自然現象については，「設計基準対象施設について 第5 条：津波による損傷の防止 1.4 設備等（手順等含む）」を適用する。
(8) 津波防護施設，浸水防止設備及び津波監視設備の設計並びに非常用海
水冷却系等の取水性の評価における入力津波の評価に当たっては，「設計
基準対象施設について 第 5 条：津波による損傷の防止 1.4 設備等（手順等含む）」を適用する。
2.1.3.3.1.3 主要設備
「設計基準対象施設について
等（手順等含む）」に同じ。

第 5 条：津波による損傷の防止

1.4 設備

2.1.3.3.1.4 主要仕様
主要設備の仕様を第 2.1.3-4 表に示す。
2.1.3.3.1.5 試験検査
「設計基準対象施設について
等（手順等含む）」に同じ。

第 5 条：津波による損傷の防止

1.4 設備

2.1.3.3.1.6 手順等「設計基準対象施設について
等（手順等含む）」に同じ。

第 5 条：津波による損傷の防止

1.4 設備

2.1.3-19

第 2.1.3-4 表(1) 海水貯留堰
種類
個
数(2) 取水槽閉止板
種類
個数

浸水防護設備の設備仕様

貯留堰
1（6 号炉）1（7 号炉）閉止板
5（6 号炉）4（7 号炉）(3) 水密扉種個

類数(4) 止水ハッチ
種
類
個
数

片開扉，両開扉
17（6 号炉）
16（7 号炉）

ハッチ
1（6 号炉）2（7 号炉）(5) ダクト閉止板
種
類
個
数

閉止板
2（6 号炉）(6) 浸水防止ダクト
種
類
個
数

閉止板
1（7 号炉）(7) 床ドレンライン浸水防止治具
種
類
配管止水
個
数
一式
(8) 貫通部止水処置
種
類
個

数

貫通部止水
一式

2.1.3-20

2.2

火災による損傷の防止【設置許可基準規則】（火災による損傷の防止）第四十一条 重大事故等対処施設は、火災により重大事故等に対処するために必要な機能を損なうおそれがないよう、火災の発生を防止することができ、かつ、
火災感知設備及び消火設備を有するものでなければならない。
（解釈）１

第４１条の適用に当たっては、第８条第１項の解釈に準ずるものとする。

2.2.1 火災による損傷の防止に係る基準適合性
重大事故等に対処するために必要な機能を有する構築物，系統及び機器を火災から防護することを目的として，以下に示す火災区域の分離に基づき，火災発生防止，火災の感知及び消火のそれぞれを考慮した火災防護対策を講じる設計とする。
(1) 火災発生防止
潤滑油等の発火性又は引火性物質を内包する機器は，漏えいを防止する構造としている。万一，潤滑油等が漏えいした場合に，漏えいの拡大を防止する堰等を設ける設計とする。
重大事故等対処施設は，不燃性材料又は難燃性材料と同等以上の性能を有するものである場合若しくは他の重大事故等対処施設，設計基準事故対
処設備等に火災が発生することを防止するための措置が講じられている場
合を除き，不燃性材料又は難燃性材料を使用した設計とする。
電気系統については，必要に応じて，過電流継電器等の保護装置と遮断器の組み合わせ等により，過電流による過熱，焼損の防止を図るとともに，必要な電気設備に接地を施す設計とする。
落雷や地震により火災が発生する可能性を低減するために，避雷設備を設けるとともに，施設の区分に応じた耐震設計を行う。
(2) 火災の感知及び消火
重大事故等対処施設に対する火災の影響を限定するように，早期の火災感知及び消火を行うため異なる種類の感知器を設置する設計とする。
消火設備は，自動消火設備，手動操作による固定式消火設備，水消火設
備及び消火器を設置する設計とし，重大事故等対処施設を設置する火災区
域又は火災区画であって，火災発生時に煙の充満又は放射線の影響により

2.2-1

消火困難なところには，自動消火設備又は手動操作による固定式消火設備を設置する設計とする。
火災区域又は火災区画の火災感知設備及び消火設備は，重大事故等対処
施設の区分に応じて，機能を維持できる設計とする。
(3) 消火設備の破損，誤動作又は誤操作について
消火設備の破損，誤動作又は誤操作が起きた場合においても，消火設備の消火方法，消火設備の配置設計等を行うことにより，安全機能や重大事故等に対処するために必要な機能を損なわない設計とする。
2.2.2 重大事故等対処施設の火災防護に関する基本方針
2.2.2.1 基本事項
重大事故等対処施設は，火災により重大事故等に対処するために必要な機能を損なうおそれがないよう，火災防護対策を講じる設計とする。火災防護対策を講じる設計を行うに当たり，重大事故等対処施設を設置する区域を，
火災区域及び火災区画に設定する。設定する火災区域及び火災区画に対して，火災の発生防止，火災の感知及び消火のそれぞれを考慮した火災防護対策を講じる設計とする。火災防護対策を講じる設計とするための基本事項
を，以下の「2.2.2.1(1) 火災防護対象機器及び火災防護対象ケーブル」から「2.2.2.1(3) 火災防護計画」に示す。
なお，重大事故等対処設備の内部火災に関する設置許可基準規則第四十三
条第二項第 3 号，及び同第三項第 7 号への適合性を含めた防護方針について
は，補足説明資料の「共-7 重大事故等対処設備の内部火災に対する防護方
針について」に示す。
(1) 火災防護対象機器及び火災防護対象ケーブル
重大事故等対処施設のうち常設のもの及び当該設備に使用しているケー
ブルを火災防護対象機器及び火災防護対象ケーブルとする。
重大事故等対処施設のうち可搬型のものに対する火災防護対策について
は，火災防護計画に定めて実施するが，その内容については「2.2.2.2 火災発生防止」及び「2.2.2.3 火災の感知，消火」に記載のとおりである。
(2) 火災区域及び火災区画の設定
原子炉建屋，タービン建屋，廃棄物処理建屋，コントロール建屋及び緊急時対策所の建屋内と屋外の重大事故等対処施設を設置するエリアについて，重大事故等対処施設と設計基準事故対処設備の配置も考慮して，火災
区域及び火災区画を設定する。
2.2-2

建屋内の火災区域は，設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針に基づき設定した火災区域を適用し，他の区域と分離して火災防護対策を実施するために，重大事故等対処施設を設置する区域を，「(1) 火災防護対象機器及び火災防護対象ケーブル」において選定する構築物，系統及び機器と設計基準事故対処設備の配置も考慮して火災区域として設定する。
屋外については，非常用ディーゼル発電機軽油タンク及び燃料移送系ポンプを設置する火災区域は，設計基準対象施設の火災防護に関する基本方新に基づき設定した火災区域を適用する。また，他の区域と分離して火災防護対策を実施するために，重大事故等対処施設を設置する区域を，「(1)火災防護対象機器及び火災防護対象ケーブル」において選定する構築物，
系統及び機器と設計基準事故対処設備の配置も考慮して火災区域として設定する。
屋外の火災区域の設定に当たっては，火災区域外への延焼防止を考慮して，資機材管理，火気作業管理，危険物管理，可燃物管理，巡視を行う。
本管理については，火災防護計画に定める。
また，火災区画は，建屋内及び屋外で設定した火災区域を重大事故等対処施設と設計基準事故対処設備の配置も考慮し，分割して設定する。
(3) 火災防護計画
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。
2.2.2.2 火災発生防止(1) 重大事故等対処施設の火災発生防止
重大事故等対処施設の火災発生防止については，発火性又は引火性物質を内包する設備及びこれらの設備を設置する火災区域又は火災区画に対する火災の発生防止対策を講じるほか，可燃性の蒸気又は可燃性の微粉に対する対策，発火源への対策，水素ガスに対する換気及び漏えい検知対策，
放射線分解等により発生する水素ガスの蓄積防止対策，並びに電気系統の過電流による過熱及び焼損の防止対策等を講じた設計とする。具体的な設計を「2.2.2.2(1)a. 発火性又は引火性物質」から「2.2.2.2(1)f. 過電流による過熱防止対策」に示す。
重大事故等対処施設に使用するケーブルも含めた不燃性材料又は難燃性材料の使用についての具体的な設計について「2.2.2.2(2) 不燃性材料又は難燃性材料の使用」に，落雷，地震等の自然現象による火災発生の防止の具体的な設計について「2.2.2.2(3) 自然現象への対策」に示す。

2.2-3

a.

発火性又は引火性物質
発火性又は引火性物質を内包する設備及びこれらの設備を設置する火災区域には，以下の火災の発生防止対策を講じる設計とする。
ここでいう発火性又は引火性物質としては，消防法で定められている
危険物のうち「潤滑油」及び「燃料油」，並びに高圧ガス保安法で定められている水素ガス，窒素ガス，液化炭酸ガス及び空調用冷媒等のうち，可燃性である「水素ガス」を対象とする。
(a) 漏えいの防止，拡大防止
火災区域に対する漏えいの防止対策，拡大防止対策について，以下を考慮した設計とする。
ⅰ. 発火性又は引火性物質である潤滑油又は燃料油を内包する設備
火災区域内に設置する発火性又は引火性物質である潤滑油又は燃料油を内包する設備は，溶接構造，シール構造の採用による漏えい防止対策を講じるとともに，堰等を設置し，漏えいした潤滑油又は燃料油が拡大することを防止する設計とする。
ⅱ. 発火性又は引火性物質である水素ガスを内包する設備
火災区域内に設置する発火性又は引火性物質である水素ガスを内包する設備は，溶接構造等による水素ガスの漏えいを防止する設計とする。
(b) 配置上の考慮
火災区域に対する配置については，以下を考慮した設計とする。
ⅰ. 発火性又は引火性物質である潤滑油又は燃料油を内包する設備
火災区域内に設置する発火性又は引火性物質である潤滑油又は燃料油を内包する設備の火災により，重大事故等に対処する機能を損なわないよう，潤滑油又は燃料油を内包する設備と重大事故等対処
施設は，壁等の設置及び隔離による配置上の考慮を行う設計とする。
ⅱ. 発火性又は引火性物質である水素ガスを内包する設備
火災区域内に設置する発火性又は引火性物質である水素ガスを内包する設備の火災により，重大事故等に対処する機能を損なわない
よう，水素ガスを内包する設備と重大事故等対処施設は，壁等の設置による配置上の考慮を行う設計とする。

2.2-4

(c) 換気
火災区域に対する換気については，以下の設計とする。
ⅰ. 発火性又は引火性物質である潤滑油又は燃料油を内包する設備
発火性又は引火性物質である潤滑油又は燃料油を内包する設備を設置する火災区域を有する建屋等は，火災の発生を防止するために，
原子炉区域・タービン区域送風機及び排風機等の空調機器による機械換気を行う設計とする。
また，屋外開放の火災区域（非常用ディーゼル発電機軽油タンク
区域及び燃料移送系ポンプ区域）及び非常用ディーゼル発電機燃料移送系ケーブルトレンチについては，自然換気を行う設計とする。
ⅱ. 発火性又は引火性物質である水素ガスを内包する設備
発火性又は引火性物質である水素ガスを内包する設備である蓄電池及び水素ガスボンベを設置する火災区域又は火災区画は，火災の発生を防止するために，以下に示すとおり，重大事故等対処施設を設置する火災区域については常設代替交流電源設備又は電源車からも給電できる非常用電源から供給される送風機及び排風機による機械換気により換気を行う設計とする。
・蓄電池を設置する火災区域又は火災区画は機械換気を行う設計とする。特に，重大事故等対処施設である AM 用直流 125V 蓄電池を設置する火災区域は，常設代替交流電源設備からも給電できる非常用母線に接続される耐震 S クラス又は基準地震動に対して機能維持可能な設計とする排風機による機械換気を行うことによって，水素濃度を燃焼限界濃度以下とするよう設計する。
・格納容器雰囲気モニタ校正用水素ガスボンベを設置する火災区域
又は火災区画は，常用電源から給電される原子炉区域・タービン
区域送風機及び排風機による機械換気を行うことにより水素濃度を燃焼限界濃度以下とするよう設計する。
水素ガスを内包する機器を設置する火災区域又は火災区画は，水素濃度が燃焼限界濃度以下の雰囲気となるよう送風機及び排風機で換気されるが，送風機及び排風機は多重化して設置する設計とする
ため，動的機器の単一故障を想定しても換気は可能である。
(d) 防爆
火災区域に対する防爆については，以下の設計とする。
ⅰ. 発火性又は引火性物質である潤滑油又は燃料油を内包する設備
重大事故等対処施設を設置する火災区域内に設置する発火性又は2.2-5引火性物質である潤滑油又は燃料油を内包する設備は，「(a) 漏えいの防止，拡大防止」で示したように，溶接構造，シール構造の採用により潤滑油又は燃料油の漏えいを防止する設計とするとともに，万一，漏えいした場合を考慮し堰を設置することで，漏えいした潤
滑油又は燃料油の拡大を防止する設計とする。
潤滑油又は燃料油が設備の外部へ漏えいしても，これらの引火点
は油内包機器を設置する火災区域の重大事故発生時の原子炉建屋内の最高温度（潤滑油を内包する機器が設置された管理区域では ISLOCA 発生時に約 100℃，燃料油を内包する機器が設置された非管理区域では約 40℃）よりも十分高く，機器運転時の温度よりも高いため，可燃性の蒸気とならないことから，潤滑油又は燃料油が爆発性の雰囲気を形成するおそれはない。また，重大事故等対処施設で軽油を内包する軽油タンク，常設代替交流電源設備及び地下燃料タン
クは屋外に設定されており，可燃性の蒸気が滞留するおそれはない。
ⅱ. 発火性又は引火性物質である水素ガスを内包する設備
重大事故等対処施設を設置する火災区域に設置する発火性又は引火性物質である水素ガスを内包する設備は，「(a) 漏えいの防止，拡大防止」で示したように，溶接構造等の採用により水素ガスの漏えいを防止する設計とするとともに，「(c) 換気」に示す機械換気により水素濃度を燃焼限界濃度以下とするよう設計する。
以上の設計により，「電気設備に関する技術基準を定める省令」第六十九条及び「工場電気設備防爆指針」で要求される爆発性雰囲気とはならないため，当該の設備を設ける火災区域又は火災区画に設置する電気・計装品を防爆型とせず，防爆を目的とした電気設備の接地も必要としない設計とする。
なお，電気設備が必要な箇所には，「原子力発電工作物に係る電気設備に関する技術基準を定める命令」第十条及び第十一条に基づく接地を施す設計とする。
(e) 貯蔵
重大事故等対処施設を設置する火災区域に設置される貯蔵機器については，以下の設計とする。
貯蔵機器とは供給設備へ補給するために設置する機器のことであり，重大事故等対処施設を設置する火災区域内の，発火性又は引火性物質である潤滑油又は燃料油の貯蔵機器としては，常設代替交流電源設備及び地下燃料タンク，非常用ディーゼル発電機燃料ディタンク及び軽油タン
クがある。
2.2-6

常設代替交流電源設備及び地下燃料タンクは，常設代替交流電源設備
を 12 時間以上連続運転するために必要な量を貯蔵することを考慮した設計とする。非常用ディーゼル発電機燃料ディタンクについては，各非常用ディーゼル発電機燃料ディタンクに対応した非常用ディーゼル発電機を 8 時間連続運転するために必要な量を貯蔵することを考慮した設計とする。軽油タンクについては， 1 基あたり非常用ディーゼル発電機 2台，又は常設代替交流電源設備等の重大事故時に必要となる設備を 7 日
間連続運転するために必要な量を貯蔵することを考慮した設計とする。
重大事故等対処施設を設置する火災区域内の，発火性又は引火性物質
である水素ガスの貯蔵機器としては，格納容器内雰囲気モニタ校正用水
素ガスボンベがあり，これらのボンベは運転上必要な量を考慮し貯蔵す
る設計とする。
b.

可燃性の蒸気及び微粉への対策
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。

c.

発火源への対策
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。

d.

水素ガス対策
火災区域に対する水素ガス対策については，以下の設計とする。
発火性又は引火性物質である水素ガスを内包する設備を設置する火災区
域又は火災区画は，「2.2.2.2.(1)a.(a)漏えいの防止，拡大防止」に示す
ように，発火性又は引火性物質である水素ガスを内包する設備を溶接構造等とすることにより雰囲気への水素ガスの漏えいを防止するとともに，「2.2.2.2.(1)a.(c)換気」に示すように，機械換気を行うことによって水素濃度が燃焼限界濃度以下となるように設計する。
蓄電池を設置する火災区域又は火災区画は，充電時において蓄電池から水素ガスが発生するおそれがあることから，当該区域又は区画に可燃物を持ち込まないこととするとともに，蓄電池室の上部に水素濃度検出器を設置し，水素ガスの燃焼限界濃度である 4vol%の 1/4 以下の濃度にて中央制御室に警報を発する設計とする。
また，格納容器雰囲気モニタ校正用水素ガスボンベを設置する火災区域
又は火災区画については，通常時は元弁を閉とする運用とし，「2.2.2.2.(1)a.(c)換気」に示す機械換気により水素濃度を燃焼限界濃度以下とすることから，水素濃度検出器は設置しない設計とする。

2.2-7

e.

f.

放射線分解等により発生する水素ガスの蓄積防止対策
放射線分解により水素ガスが発生する火災区域又は火災区画における，水素ガスの蓄積防止対策としては，社団法人火力原子力発電技術協会「BWR 配管における混合ガス（水素・酸素）蓄積防止に関するガイド
ライン（平成 17 年 10 月）」に基づき，水素ガスの蓄積を防止する設計とする。蓄積防止対策の対象箇所については，ガイドラインに基づき選定したものである。
蓄電池を設置する火災区域又は火災区画は，「2.2.2.2.(1)d.水素ガス対策」に示すように，機械換気を行うことによって水素濃度が燃焼限界
濃度以下となるように設計する。
過電流による過熱防止対策
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。

(2) 不燃性材料又は難燃性材料の使用
重大事故等対処施設に対しては，不燃性材料又は難燃性材料を使用する設計とし，不燃性材料又は難燃性材料が使用できない場合は，以下のいずれかの設計とする。
・不燃性材料又は難燃性材料と同等以上の性能を有するものを使用する設計とする。
・重大事故等対処施設の機能を確保するために必要な不燃性材料又は難燃性材料と同等以上の性能を有するものの使用が技術上困難な場合には，当該構築物，系統及び機器における火災に起因して他の重大事故等対処施設及び設計基準事故対処設備において火災が発生することを防止するための措置を講じる設計とする。
a.

主要な構造材に対する不燃性材料の使用
重大事故等対処施設を構成する構築物，系統及び機器のうち，機器，
配管，ダクト，トレイ，電線管，盤の筐体及びこれらの支持構造物の主要な構造材は，火災の発生防止及び当該設備の強度確保等を考慮し，ス
テンレス鋼，低合金鋼，炭素鋼等の金属材料，又はコンクリート等の不燃性材料を使用する設計とする。
ただし，配管のパッキン類は，その機能を確保するために必要な不燃性材料又は難燃性材料と同等以上の性能を有するものの使用が技術上困難であるが，金属で覆われた狭隘部に設置し直接火炎に晒されることはなく，これにより他の重大事故等対処施設及び設計基準事故対処設備を構成する構築物，系統及び機器において火災が発生するおそれはないことから不燃性材料又は難燃性材料ではない材料を使用する設計とする。
2.2-8

また，金属に覆われたポンプ及び弁等の駆動部の潤滑油（グリス）並びに金属に覆われた機器躯体内部に設置される電気配線は，発火した場合でも他の重大事故等対処施設及び設計基準事故対処設備を構成する構築
物，系統及び機器に延焼しないことから，不燃性材料又は難燃性材料ではない材料を使用する設計とする。

b.

変圧器及び遮断器に対する絶縁油等の内包
重大事故等対処施設を構成する構築物，系統及び機器のうち，屋内の変圧器及び遮断器は可燃性物質である絶縁油を内包していないものを使用する設計とする。

c.

難燃ケーブルの使用
重大事故等対処施設に使用するケーブルには，実証試験により自己消
火性（UL 垂直燃焼試験）及び延焼性（IEEE383（光ファイバケーブルの場
合は IEEE1202）垂直トレイ燃焼試験）を確認した難燃ケーブルを使用す
る設計とする。
ただし，一部のケーブルについては製造中止のため自己消火性を確認する UL 垂直燃焼試験を実施できない。このケーブルについては，UL 垂
直燃焼試験と同様の試験である ICEA 垂直燃焼試験の結果と，同じ材質のシースを持つケーブルで実施した UL 垂直燃焼試験結果より，自己消
火性を確認する設計とする。
また，核計装ケーブルは，微弱電流又は微弱パルスを扱う必要がある
ため，耐ノイズ性を確保するために高い絶縁抵抗を有する同軸ケーブルを使用する設計とする。放射線モニタケーブルについても，放射線検出のためには微弱電流又は微弱パルスを扱う必要があり，核計装ケーブルと同様に耐ノイズ性を確保するため，絶縁体に誘電率の低い架橋ポリエ
チレンを使用することで高い絶縁抵抗を有する同軸ケーブルを使用する設計とする。
これらのケーブルは，自己消火性を確認する UL 垂直燃焼試験は満足するが，耐延焼性を確認する IEEE383 垂直トレイ燃焼試験の要求を満足することが困難である。
このため，核計装ケーブル及び放射線モニタケーブルは，火災を想定した場合にも延焼が発生しないよう専用電線管に収納するとともに，電線管の両端を電線管外部からの酸素供給防止を目的とした耐火性を有するシール材による処置を行う設計とする。

2.2-9

d.

換気設備のフィルタに対する不燃性材料又は難燃性材料の使用
重大事故等対処施設に対して，設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。

e.

保温材に対する不燃性材料の使用
重大事故等対処施設に対して，設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。

f.

建屋内装材に対する不燃性材料の使用
重大事故等対処施設に対して，設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。

(3) 自然現象への対策
柏崎刈羽原子力発電所の安全を確保する上で設計上考慮すべき自然現象
としては，網羅的に抽出するために，発電所敷地及びその周辺での発生実績の有無に関わらず，国内外の基準や文献等に基づき事象を収集した。これらの事象のうち，発電所及びその周辺での発生可能性，重大事故等対処
施設への影響度，事象進展速度や事象進展に対する時間的余裕の観点から，重大事故等対処施設に影響を与えるおそれがある事象として，地震，津波，
風（台風），竜巻，低温（凍結），降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響及び生物学的事象を抽出した。
これらの自然現象のうち，津波及び地滑りについては，それぞれの現象に対して，重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれないように防護することで火災の発生を防止する設計とする。
生物学的事象のうちネズミ等の小動物に対して，屋外の重大事故等対処
施設は侵入防止対策により影響を受けない設計とする。
低温（凍結），降水，積雪及び生物学的事象のうちクラゲ等の海生生物の影響については，火災が発生する自然現象ではなく，火山の影響について
も，火山から発電用原子炉施設に到達するまでに火山灰等が冷却されることを考慮すると，火災が発生する自然現象ではない。
したがって，落雷，地震，竜巻（風（台風）含む）について，これらの現象によって火災が発生しないように，以下のとおり火災防護対策を講じる設計とする。
また，森林火災についても，以下のとおり火災防護対策を講じる設計とする。
a.

落雷による火災の発生防止
重大事故等対処施設の構築物，系統及び機器は，落雷による火災発生
2.2-10を防止するため，地盤面から高さ 20m を超える建築物には建築基準法に基づき「JIS A 4201 建築物等の避雷設備（避雷針）」に準拠した避雷設
備（避雷針，接地網，棟上導体）を設置する設計とする。なお，これらの避雷設備は，基準地震動に対して機能維持可能な建屋又は主排気筒に設置する設計とする。
送電線については架空地線を設置する設計とするとともに，「2.2.2.2(1)f. 過電流による過熱防止対策」に示すとおり，故障回路を早期に遮断する設計とする。
常設代替交流電源設備のうちガスタービン発電機には，落雷による火災発生を防止するため，避雷設備を設置する設計とする。さらに，ガスタービン発電機の制御回路等に避雷器を設置する設計とする。
【避雷設備設置箇所】
・原子炉建屋（棟上導体）
・タービン建屋（棟上導体）
・廃棄物処理建屋（棟上導体）
・主排気筒
・5 号炉主排気筒b.

地震による火災の発生防止
重大事故等対処施設は，施設の区分に応じて十分な支持性能をもつ地盤に設置するとともに，自らが破壊又は倒壊することによる火災の発生を防止する設計とする。
なお，耐震については「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則第三十九条」に示す要求を満足するよう，「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則の解釈」に従い耐震設計を行う設計する。

c.

竜巻（風（台風）含む）による火災の発生防止
屋外の重大事故等対処施設は，重大事故時の竜巻（風（台風）を含む）
発生を考慮し，竜巻防護対策設備の設置や固縛等により，火災の発生防止を講じる設計とする。

d. 森林火災による火災の発生防止
屋外の重大事故等対処施設は，外部火災影響評価（発電所敷地外で発生する森林火災の影響評価）を行い，森林火災による原子炉施設への延焼防止対策として発電所敷地内に設置した防火帯（幅 20m）で囲んだ内側に配置することで，火災の発生を防止する設計とする。
2.2-11

2.2.2.3 火災の感知及び消火
火災の感知及び消火については，重大事故等対処施設に対して，火災の影響を限定するように，早期の火災感知及び消火を行うため火災感知設備及び消火設備を設置する設計とする。具体的な設計を「2.2.2.3(1) 火災感知設備」から「2.2．2.3(4) 消火設備の破損，誤動作又は誤操作による重大事故等対処施設への影響」に示し，このうち，火災感知設備及び消火設備が，地震等の自然現象に対して，火災感知及び消火の機能，性能が維持され，かつ，重大事故等対処施設の区分に応じて，機能を維持できる設計とすることを「2.2.2.3(3)
自然現象」に示す。また，消火設備は，破損，誤動作又は誤操作が起きた場合においても，重大事故等に対処する機能を損なわない設計とすることを「2.2.2.3(4) 消火設備の破損，誤動作又は誤操作による重大事故等対処施設への影響」に示す。
(1) 火災感知設備
火災感知設備は，重大事故等対処施設を設置する火災区域又は火災区画の火災の影響を限定するように，火災を早期に感知するために設置する設計とする。
火災感知器と受信機を含む火災受信機盤等で構成される火災感知設備は，以下を踏まえて設置する設計とする。
a.

b.

火災感知器の環境条件等の考慮
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。
固有の信号を発する異なる種類の感知器の設置
火災感知設備の火災感知器は，環境条件等を考慮し，火災感知器を設置する火災区域又は火災区画の重大事故等対処施設の種類に応じ，火災を早期に感知できるよう，固有の信号を発するアナログ式の煙感知器，アナログ式の熱感知器，又は非アナログ式の炎感知器から異なる種類の感知器を組み合わせて設置する設計とする。炎感知器は非アナログ式であるが，炎が発する赤外線又は紫外線を感知するため，炎が生じた時点で感知することができ，火災の早期感知に優位性がある。ここで，アナログ式とは「平常時の状況（温度，煙の濃度）を監視し，かつ，火災現象（急激な温度や煙の濃度の上昇）を把握することができる」ものと定義する。
以下に，上記に示す火災感知器の組み合わせのうち特徴的な火災区域
又は火災区画を示す。
2.2-12

(a) 原子炉建屋燃料取替床
原子炉建屋燃料取替床は天井が高く大空間となっているため，火災による熱が周囲に拡散することから，熱感知器による感知は困難である。そのため炎感知器とアナログ式の光電分離型煙感知器をそれぞれの監視範囲に火災の検知に影響を及ぼす死角がないように設置する設計とする。
(b) 原子炉格納容器
原子炉格納容器内には，アナログ式の煙感知器及び熱感知器を設置する設計とする。
運転中の原子炉格納容器は，閉鎖した状態で長期間高温かつ高線量環境となることから，アナログ式の火災感知器が故障する可能性がある。このため，通常運転中，窒素ガス封入により不活性化し火災が発生する可能性がない期間については，原子炉格納容器内の火災感知器
は，起動時の窒素ガス封入後に中央制御室内の受信機にて作動信号を除外する運用とする。
(c) 常設代替交流電源設備ケーブル敷設区域
第一ガスタービン発電機のケーブルは，屋外の一部においては火災の発生するおそれがないようケーブルを埋設して敷設し，その他の屋
外部分についてはアナログ式の屋外仕様の熱感知カメラ及び非アナロ
グ式の屋外仕様の炎感知器を設置する。建屋内においてはアナログ式の異なる 2 種の感知器（煙感知器及び熱感知器）を設置する火災区域
又は火災区画に敷設する設計とする。
(d) 非常用ディーゼル発電機燃料移送系ケーブルトレンチ
非常用ディーゼル発電機燃料移送系ケーブルトレンチは，ハッチからの雨水の浸入によって高湿度環境になりやすく，一般的な煙感知器による火災感知に適さない。このため，防湿対策を施したアナログ式の煙吸引式検出設備，及び湿気の影響を受けにくいアナログ式の光ファ
イバケーブル式の熱感知器を設置する設計とする。
対して，以下に示す火災区域又は火災区画には，環境条件等を考慮し，上記とは異なる火災感知器を組み合わせて設置する。
(e) 蓄電池室
充電時に水素ガス発生のおそれがある蓄電池室は，万一の水素濃度の上昇を考慮し，火災を早期に感知できるよう，非アナログ式の防爆型で，かつ固有の信号を発する異なる種類の煙感知器及び熱感知器を
2.2-13

設置する設計とする。
(f) 常設代替交流電源設備（ガスタービン発電機一式,燃料地下タンク含む）設置区域，可搬型重大事故等対処施設設置区域，モニタリン
グ・ポスト用発電機区域，非常用ディーゼル発電機燃料移送系ポン
プ区域，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備設置区域
常設代替交流電源設備（ガスタービン発電機一式,燃料地下タンク含む）設置区域，可搬型重大事故等対処施設設置区域，モニタリング・
ポスト用発電機区域，非常用ディーゼル発電機燃料移送系ポンプ区域，
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備設置区域は屋外開放であるため，区域全体の火災を感知する必要があるが，火災による煙は周囲に拡散し，煙感知器による火災感知は困難である。また，降水等の浸入により火災感知器の故障が想定される。
このため，アナログ式の屋外仕様の熱感知カメラ及び非アナログ式の屋外仕様の炎感知器をそれぞれの監視範囲に火災の検知に影響を及ぼす死角がないように設置する設計とする。
(g) 常設代替交流電源設備燃料地下タンク
常設代替交流電源設備設置区域には上述のとおり炎感知器と熱感知カメラを設置する設計とする。これらに加えて，常設代替交流電源設
備燃料地下タンク内部は燃料の気化による引火性又は発火性の雰囲気を形成していることから，タンク内部の空間部に非アナログ式の防爆型の熱感知器を設置する設計とする。
(h) 格納容器フィルタベント設置区域
格納容器フィルタベント設置区域は，上部が外気に開放されていることから，当該区域で火災が発生した場合は，煙は屋外に拡散する。
また，降水等の浸入により火災感知器の故障が想定される。このため，
当該区域に設置する機器の特性を考慮し，制御盤内にアナログ式の煙感知器を設置する設計とし，格納容器フィルタベント設置区域全体を感知する屋外仕様の炎感知器を設置する設計とする。
(i) 非常用ディーゼル発電機軽油タンク区域
屋外開放の区域である非常用ディーゼル発電機軽油タンク区域は，火災による煙は周囲に拡散し，煙感知器による火災感知は困難である。
また，降水等の浸入により火災感知器の故障が想定される。さらに，軽油タンク内部は燃料の気化による引火性又は発火性の雰囲気を形成し2.2-14ている。
このため，非常用ディーゼル発電機軽油タンク区域には非アナログ式の屋外仕様の炎感知器を監視範囲に火災の検知に影響を及ぼす死角がないよう設置することに加え，タンク内部の空間部に防爆型の非アナログ式熱感知器を設置する設計とする。
(j) 主蒸気トンネル室
主蒸気トンネル室については，通常運転中は高線量環境となることから，アナログ式の火災感知器を設置する場合，放射線の影響により火災感知器の故障が想定される。このため，放射線の影響を受けない
よう検出器部位を当該区画外に配置するアナログ式の煙吸引式検出設
備を設置する設計とする。加えて，放射線の影響を考慮した非アナロ
グ式の熱感知器を設置する設計とする。
(k) 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備ケーブル敷設区
域
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備ケーブルの敷設区域のうち，電線管が屋外に露出する部分は，電線管にアナログ式の光ファイバケーブル式熱感知器を設置するとともに，屋外仕様の炎感知器を設置する。
これら(a)～(k)のうち非アナログ式の火災感知器は，以下の環境条件等を考慮することにより誤作動を防止する設計とする。
・煙感知器は蒸気等が充満する場所に設置しない。
・熱感知器は作動温度が周囲温度より高い温度で作動するものを選定する。
・炎感知器は平常時より炎の波長の有無を連続監視し，火災現象（急激な環境変化）を把握でき，感知原理に「赤外線 3 波長式」
（物質の燃焼時に発生する特有な放射エネルギーの波長帯を 3 つ検知した場合にのみ発報する）を採用するものを選定する。さらに，屋内に設置する場合は外光が当たらず，高温物体が近傍にない箇所に設置することとし，屋外に設置する場合は，屋外仕様を採用するとともに，太陽光の影響に対しては視野角への影響を考慮した遮光板を設置することで誤作動を防止する設計とする。
また，以下に示す火災区域又は火災区画は，火災による重大事故等対処施設への影響が考えにくく，消防法又は建築基準法に基づく対策により火災の影響を限定することが可能であることから，消防法又は建築基
2.2-15

準法に基づく火災感知設備を設ける設計とする。
(l) 不燃性材料であるコンクリート又は金属により構成された火災防護対象機器のみを設けた火災区域又は火災区画
火災防護対象機器のうち，不燃性材料であるコンクリート又は金属により構成された配管，容器，タンク，手動弁，コンクリート構
築物については流路，バウンダリとしての機能が火災により影響を受けることは考えにくいため，消防法又は建築基準法に基づく火災感知器を設ける設計とする。
c.

d.

火災感知設備の電源確保
重大事故等対処施設を設置する火災区域又は火災区画の火災感知設備
は，全交流電源喪失時に常設代替交流電源から電力が供給されるまでの約 70 分間電力を供給できる容量を有した蓄電池を設け，電源を確保す
る設計とする。
また，重大事故等対処施設を設置する火災区域又は火災区画の火災感知設備に供給する電源は，非常用ディーゼル発電機が接続されている非常用電源より供給する設計とする。
火災受信機盤
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。

(2) 消火設備
消火設備は，重大事故等対処施設を設置する火災区域又は火災区画の火災の影響を限定するように，早期に消火するため設置する設計とする。
a. 重大事故等対処施設を設置する火災区域又は火災区画に設置する消火設備
重大事故等対処施設を設置する火災区域又は火災区画に設置する消火設備は，当該火災区域又は火災区画が，火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により消火活動が困難となる火災区域又は火災区画であるかを考慮して設計する。また，消火設備については，火災による重大事故等対処施設の機能への影響を限定することを目的とすることから，重大事故等対処施設の機能に対する火災の影響の有無を考慮して設計する。
(a) 火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により消火活動が困難となる火災区域又は火災区画の選定
建屋内の重大事故等対処施設のうち，火災により機能が影響を受ける設備を設置する火災区域又は火災区画は，「(b) 火災発生時の煙の2.2-16

充満又は放射線の影響により消火活動が困難とならない火災区域又は火災区画の選定」に示した火災区域又は火災区画を除き，火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により消火活動が困難となるものとして選定する。
(b) 火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により消火活動が困難とならない火災区域又は火災区画の選定
建屋内の重大事故等対処施設のうち，火災により機能が影響を受ける設備を設置する火災区域又は火災区画において，消火活動が困難とならないところを以下に示す。
なお，屋外については煙の充満又は放射線の影響により消火活動が困難とはならないものとする。
ⅰ. 中央制御室，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）
中央制御室，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）は，常駐する運転員並びに職員によって火災感知器による早期の火災感知及び消火活動が可能であり，火災が拡大する前に消火可能であること，万一，火災によって煙が発生した場合でも建築基準法に準拠した容量の排煙設備等によって排煙が可能な設計とすることから，消火活動が困難とならない火災区域又は火災区画として選定する。
なお，中央制御室床下フリーアクセスフロアは，速やかな火災発
生場所の特定が困難であると考えられることから，固有の信号を発する異なる種類の火災感知設備（煙感知器と熱感知器），及び中央制
御室からの手動操作により早期の起動が可能な固定式ガス消火設備（消火剤はハロン 1301）を設置する設計とする。
ⅱ. 原子炉格納容器
原子炉格納容器内において万一火災が発生した場合でも，原子炉格納容器の空間体積（約 7,300m3）に対してパージ用排風機の容量が22,000m3/h であり，排煙が可能な設計とすることから，消火活動が困難とならない火災区域又は火災区画として選定する。
ⅲ. 可燃物の設置状況等により火災が発生しても煙が充満しない火災
区域又は火災区画
以下に示す火災区域又は火災区画は，可燃物を少なくすることで煙の発生を抑える設計とし，煙の充満により消火困難とはならない箇所として選定する。各火災区域又は火災区画とも不要な可燃物を持ち込まないよう持ち込み可燃物管理を実施するとともに，点検に
2.2-17

係る資機材等の可燃物を一時的に仮置きする場合は，不燃性のシー
トによる養生を実施し火災発生時の延焼を防止する。なお，可燃物の状況については，重大事故等対処施設以外の構築物，系統及び機器も含めて確認する。
(ⅰ) 計装ラック室，地震計室（6 号炉），感震器室（7 号炉），制御
棒駆動系マスターコントロール室
室内に設置している機器は，計装ラック，地震観測装置，空気作動弁，計器等である。これらは，不燃性材料又は難燃性材料で構成されており，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で敷設する設計とする。
(ⅱ) サプレッションプール浄化系ポンプ室，ペネ室（7 号炉），原
子炉冷却材浄化系非再生熱交換器漏えい試験用ラック室（6 号炉）
室内に設置している機器は，計装ラック，ポンプ，空気作動弁等である。これらは，不燃性材料又は難燃性材料で構成されており，可燃物としては軸受に潤滑油グリスを使用している。軸受は，不燃性材料である金属で覆われており，設備外部で燃え広がることはない。その他に可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で敷設する設計とする。
(ⅲ) 原子炉冷却材浄化系逆洗水移送ポンプ・配管室（6 号炉），プ
リコートタンク室（6 号炉）
室内に設置している機器は，ポンプ，タンク，空気作動弁等である。これらは，不燃性材料又は難燃性材料で構成されており，可燃物としては軸受に潤滑油グリスを使用している。軸受は，不燃性材料である金属で覆われており，設備外部で燃え広がることはない。その他に可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で敷設する設計とする。
(ⅳ) 弁室及び配管室室内に設置している機器は，電動弁，電磁弁，空気作動弁，計器等である。これらは，不燃性材料又は難燃性材料で構成されて
おり，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で敷設する設計とする。
(ⅴ) 移動式炉心内計装系駆動装置室及びバルブアッセンブリ室
室内に設置している機器は，駆動装置，バルブアッセンブリ（ボール弁）等である。これらは不燃性材料又は難燃性材料で構成されており，可燃物としては駆動部に潤滑油グリスを使用している。駆動部は，不燃性材料である金属で覆われており，設備
外部で燃え広がることはない。その他に可燃物は設置しておら
2.2-18ず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で敷設する設計とする。
(ⅵ) 除染パン室（6 号炉）
室内に設置している機器は，除染シンク等である。これらは，不燃性材料又は難燃性材料で構成されており，可燃物としては
除染シンクに一部ゴムを使用しているが，不燃性材料である金属で覆われており，設備外部で燃え広がることはない。その他に可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で敷設する設計とする。
(ⅶ) 主蒸気トンネル室
室内に設置している機器は，主蒸気外側隔離弁（空気作動弁），
電動弁等である。これらは，不燃性材料又は難燃性材料で構成されており，可燃物としては駆動部に潤滑油を使用している。駆動部は，不燃性材料である金属で覆われており，設備外部で燃え広がることはない。その他に可燃物は設置しておらず，ケーブルは
電線管及び金属製の可とう電線管で敷設する設計とする。
(ⅷ) 非常用ディーゼル発電機非常用送風機室及び電気品区域送風機
室室内に設置している機器は，送風機，電動機，空気作動弁等である。これらは，不燃性材料又は難燃性材料で構成されており，可燃物としては軸受に潤滑油グリスを使用している。軸受は，不燃性材料である金属で覆われており，設備外部で燃え広がることはない。その他に可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で敷設する設計とする。
(ⅸ) 燃料プール冷却浄化系ポンプ室，保持ポンプ室（6 号炉），熱交
換器室，弁室
室内に設置している機器は，ポンプ，熱交換器，電動弁，計器等である。これらは，不燃性材料又は難燃性材料で構成されており，可燃物としては軸受に潤滑油グリスを使用している。軸受は，不燃性材料である金属で覆われており，設備外部で燃え広がることはない。その他に可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線
管及び金属製の可とう電線管で敷設する設計とする。
(ⅹ) 格納容器所員用エアロック室（6 号炉）
室内に設置している機器は，エアロック，電動弁，空気作動弁等である。これらは，不燃性材料又は難燃性材料で構成されており，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で敷設する設計とする。
2.2-19(ⅹⅰ) 主蒸気隔離弁・逃がし安全弁ラッピング室（6 号炉）
室内に設置している機器は，空気作動弁，逃がし安全弁（予備品）等である。これらは，不燃性材料又は難燃性材料で構成されており，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で敷設す
る設計とする。
(ⅹⅱ) 格納容器雰囲気モニタ室，ダストモニタ室（6 号炉），漏えい検
出系モニタ室（6 号炉），サプレッションチェンバ室，非常用ガス処理系モニタ室（6 号及び 7 号炉）
室内に設置している機器は，空調機，サンプリングラック，放射線モニタ，ダストサンプラ，電磁弁，サンプルポンプ，計装ラ
ック，計器等である。これらは，不燃性材料又は難燃性材料で構成されており，可燃物としては軸受に潤滑油グリスを使用している。軸受は，不燃性材料である金属で覆われており，設備外部
で燃え広がることはない。その他に可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で敷設する設計とする。
(ⅹⅲ) 非常用ディーゼル発電機燃料移送系ケーブルトレンチ
室内に設置している機器は，配管等である。これらは，不燃性材料又は難燃性材料で構成されており，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で敷設する設計とする。
(ⅹⅳ) 非常用送風機室，コントロール建屋計測制御電源盤区域送風機室（7 号炉）室内に設置している機器は，送風機，電動機，空気作動弁等である。これらは，不燃性材料又は難燃性材料で構成されており，可燃物としては軸受に潤滑油グリスを使用している。軸受は，不燃性材料である金属で覆われており，設備外部で燃え広がることはない。その他に可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で敷設する設計とする。
(ⅹⅴ) 原子炉冷却材浄化系／燃料プール冷却材浄化系ろ過脱塩器ハッチ室（7 号炉）
室内に設置している機器は，クレーン，ボックス等である。これらは，不燃性材料又は難燃性材料で構成されており，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で敷設する設計とする。
(ⅹⅵ) 管理区域連絡通路（7 号炉）
室内に設置している機器は，空調ダクト，操作盤等である。これらは，不燃性材料又は難燃性材料で構成されており，可燃物としては操作盤があるが少量かつ近傍に可燃物がなく，不燃性材料である金属で覆われており燃え広がることはない。その他に
2.2-20可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で敷設する設計とする。
(ⅹⅶ) 計装用圧縮空気系／高圧窒素ガス供給系ペネ室（7 号炉）
室内に設置している機器は，配管，空気作動弁等である。これ
らは，不燃性材料又は難燃性材料で構成されており，ケーブルは
電線管及び金属製の可とう電線管で敷設する設計とする。
(ⅹⅷ) 南北連絡通路（7 号炉），原子炉建屋 4 階クリーン通路（7 号炉）
室内に設置している機器は，ボックス，ボンベ，配管等である。
これらは，不燃性材料又は難燃性材料で構成されており，ケーブ
ルは電線管及び金属製の可とう電線管で敷設する設計とする。
(ⅹⅸ) 階段室
室内に設置している機器は，ボックス，ボンベ等である。これ
らは，不燃性材料又は難燃性材料で構成されており，ケーブルは
電線管，金属製の可とう電線管及び密閉型ダクトで敷設する設計とする。
(c) 火災により重大事故等対処施設の機能へ影響を及ぼすおそれが考えにくい火災区域又は火災区画の選定
以下に示す火災区域又は火災区画は，火災により重大事故等対処施設の機能へ影響を及ぼすおそれが考えにくく，消防法又は建築基準法に基づく対策により火災の影響を限定することが可能であることから，消防法又は建築基準法に基づく消火を行う設計とする。
ⅰ. 不燃性材料であるコンクリート又は金属により構成された火災防護対象機器のみを設置する火災区域又は火災区画
火災防護対象機器のうち，不燃性材料であるコンクリート又は金属により構成された配管，容器，タンク，手動弁，コンクリート構築物
については流路，バウンダリとしての機能が火災により影響を受けることは考えにくいため，消防法又は建築基準法に基づく対策を行う設計とする。
(d) 火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により消火活動が困難となる火災区域又は火災区画に設置する消火設備
火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により消火活動が困難となる火災区域又は火災区画は，自動又は中央制御室からの手動操作による固定式消火設備である全域ガス消火設備を設置し消火を行う設計とする。なお，これらの固定式消火設備に使用するガスは，消防法施行
2.2-21

規則を踏まえハロゲン化物消火剤とする設計とする。
ただし，以下については，上記と異なる消火設備を設置し消火を行う設計とする。
ⅰ. 原子炉建屋通路部及び燃料取替床
原子炉建屋通路部及び燃料取替床は，ほとんどの階層で周回できる通路となっており，その床面積は最大で約 1,000 m2（原子炉建屋
地下 2 階周回通路）と大きい。さらに，各階層間には開口部（機器ハッチ）が存在するが，これらは内部溢水対策として通常より開口状態となっている。
原子炉建屋通路部及び燃料取替床は，このようなレイアウトであることに加え，火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により消火活動が困難となる可能性が否定できないことから，煙の充満を発生させるおそれのある可燃物（ケーブル，電源盤・制御盤，潤滑油内包
設備）に対しては自動又は中央制御室からの手動操作による固定式
消火設備である局所ガス消火設備を設置し消火を行う設計とし，これ以外の可燃物については可燃物が少ないことから消火器で消火を行う設計とする。
なお，これらの固定式消火設備に使用するガスは，ハロゲン化物消火剤とする。
ⅱ．非常用ディーゼル発電機室，非常用ディーゼル発電機燃料ディタ
ンク室
非常用ディーゼル発電機室及び非常用ディーゼル発電機燃料ディ
タンク室は，人が常駐する場所ではないことから，ハロゲン化物消火剤を使用する全域ガス消火設備は設置せず，全域自動放出方式の二酸化炭素消火設備を設置する設計とする。また，自動起動について，万一室内に作業員等がいた場合の人身安全を考慮し，煙感知器
及び熱感知器の両方の作動をもって消火する設計とする。
(e) 火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により消火活動が困難とならない火災区域又は火災区画に設置する消火設備
ⅰ. 中央制御室，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）
火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により消火活動が困難とならない中央制御室，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）には，全域ガス消火設備，局所ガス消火設備は設置せず，消火器で消火を行う設計とする。中央制御室制御盤内又は 5 号炉原子炉建屋
2.2-22

内緊急時対策所（対策本部）の制御盤内の火災については，電気機器への影響がない二酸化炭素消火器で消火を行う。中央制御室床下
フリーアクセスフロアは，中央制御室からの手動操作により早期の起動が可能な固定式ガス消火設備（消火剤はハロン 1301）を設置す
る設計とする。
ⅱ. 原子炉格納容器
原子炉格納容器内において万一火災が発生した場合でも，原子炉格納容器の空間体積（約 7,300m3）に対してパージ用排風機の容量が22,000m3/h であることから，煙が充満しないため，消火活動が可能である。
したがって，原子炉格納容器内の消火については，消火器を用いて行う設計とする。また，消火栓を用いても対応できる設計とする。
ⅲ.可燃物が少ない火災区域又は火災区画
火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により消火活動が困難とならない火災区域又は火災区画のうち，中央制御室以外で可燃物が少ない火災区域又は火災区画については，消火器で消火を行う設計とする。
ⅳ. 屋外の火災区域
屋外の火災区域については，消火器又は移動式消火設備により消火を行う設計とする。
(f) 火災により重大事故等対処施設へ影響を及ぼすおそれが考えにくい火災区域又は火災区画に設置する消火設備
火災により重大事故等対処施設としての機能へ影響を及ぼすおそれが考えにくい火災防護対象機器のみを設置する火災区域又は火災区画については，消防法又は建築基準法に基づく消火設備を設置する設計とする。

b.

c.

消火用水供給系の多重性又は多様性の考慮
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。
系統分離に応じた独立性の考慮
重大事故等対処施設は，重大事故に対処する機能と設計基準事故対処
設備の安全機能が単一の火災によって同時に機能喪失しないよう，区分
2.2-23

分離や位置的分散を図る設計とする。
重大事故等対処施設のある火災区域又は火災区画，及び設計基準事故
対処設備のある火災区域又は火災区画に設置する全域ガス消火設備は，
上記の区分分離や位置的分散に応じた独立性を備えた設計とする。
d.

火災に対する二次的影響の考慮
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。

e.

想定火災の性質に応じた消火剤の容量
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。

f.

移動式消火設備の配備
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。

g.

消火用水の最大放水量の確保
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。

h.

水消火設備の優先供給
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。

i.

消火設備の故障警報
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。

j

消火設備の電源確保
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。

k.

消火栓の配置
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。

l.

固定式消火設備等の職員退避警報
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。

m.

管理区域内からの放出消火剤の流出防止
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。

n.

消火用非常照明
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。
2.2-24

(3) 自然現象
柏崎刈羽原子力発電所の安全を確保する上で設計上考慮すべき自然現象
としては，網羅的に抽出するために，発電所敷地及びその周辺での発生実績の有無に関わらず，国内外の基準や文献等に基づき事象を収集した。これらの事象のうち，発電所及びその周辺での発生可能性，重大事故等対処
施設への影響度，事象進展速度や事象進展に対する時間的余裕の観点から，重大事故等対処施設に影響を与えるおそれがある事象として，地震，津波，
風（台風），竜巻，低温（凍結），降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響及び生物学的事象を抽出した。
これらの自然現象に対して火災感知設備及び消火設備の機能を維持する設計とし，落雷については，「2.2.2.2(3)a. 落雷による火災の発生防止」に示す対策により，機能を維持する設計とする。
低温（凍結）については，「a．凍結防止対策」に示す対策により機能を維持する設計とする。風（台風）に対しては，「b．風水害対策」に示す対策により機能を維持する設計とする。地震については，「c．地震対策」に
示す対策により機能を維持する設計とする。
上記以外の津波，竜巻，降水，積雪，地滑り，火山の影響及び生物学的事象については，「d．想定すべきその他の自然現象に対する対策について」に示す対策により機能を維持する設計とする。
また，森林火災についても，「d. 想定すべきその他の自然現象に対する対策について」に示す対策により機能を維持する設計とする。
a.

凍結防止対策
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。

b.

風水害対策
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。

c.

地震対策
(a) 地震対策
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。
(b) 地盤変位対策
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。

d.

想定すべきその他の自然現象に対する対策について
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。
2.2-25

(4) 消火設備の破損，誤動作又は誤操作による重大事故等対処施設への影響
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。
2.2.2.4 その他
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。

2.2-26

2.3 重大事故等対処設備に関する基本方針
2.3.1 多様性、位置的分散、悪影響防止等【43 条 1‐五、43 条 2‐二,三、43 条 3‐三,五,
七】【設置許可基準規則】（重大事故等対処設備）
第四十三条 重大事故等対処設備は、次に掲げるものでなければならない
五 工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないもの であること。
２ 重大事故等対処設備のうち常設のもの（重大事故等対処設備のうち可搬型のもの（以下「可搬型重大事故等対処設備」という。）と接続するものにあっては、当該可搬型
重大事故等対処設備と接続するために必要な発電用原子炉施設内の常設の配管、弁、ケーブルその他の機器を含む。以下「常設重大事故等対処設備」という。）は、前項に定めるもののほか、次に掲げるものでなければならない。
二 二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし、二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって、同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は、この限りでない。
三 常設重大事故防止設備は、共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう、適切な措置を講じたものであること。
３ 可搬型重大事故等対処設備に関しては、第一項に定めるもののほか、次に掲げるもの
でなければならない。
三 常設設備と接続するものにあっては、共通要因によって接続することができなくなることを防止するため、可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外から水又は電力を供給するものに限る。）の接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設けるものであること。
五 地震、津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズム
による影響、設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管すること。
七 重大事故防止設備のうち可搬型のものは、共通要因によって、設計基準事故対処設
備の安全機能、使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設重大事故防止設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう、適切な措置を講じたものであること。
(解釈)
１ 第１項から第３項までに規定する「想定される重大事故等」とは、本規程第３７条
において想定する事故シーケンスグループ（炉心の著しい損傷後の原子炉格納容器の機能に期待できるものにあっては、計画された対策が想定するもの。）、想定する格納容器破損モード、使用済燃料貯蔵槽内における想定事故及び想定する運転停止
中事故シーケンスグループをいう。
３ 第１項第５号に規定する「他の設備」とは、設計基準対象施設だけでなく、当該重大事故等対処設備以外の重大事故等対処設備も含む。
2.3-1

４ 第２項第３号及び第３項第７号に規定する「適切な措置を講じたもの」とは、可能な限り多様性を考慮したものをいう。
６ 第３項第３号について、複数の機能で一つの接続口を使用する場合は、それぞれの機能に必要な容量（同時に使用する可能性がある場合は、合計の容量）を確保することができるように接続口を設けること。
７ 第３項第５号について、可搬型重大事故等対処設備の保管場所は、故意による大型航空機の衝突も考慮すること。例えば原子炉建屋から 100m 以上離隔をとり、原子炉建屋と同時に影響を受けないこと。又は、故意による大型航空機の衝突に対して頑健性を有すること。
(1) 多様性，位置的分散
共通要因としては，環境条件，自然現象，発電所敷地又はその周辺において想定される発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人為によるもの，溢水，火災及びサポート系の故障を考慮する。
発電所敷地で想定される自然現象については，網羅的に抽出するために，地震，津波に加え，発電所敷地及びその周辺での発生実績の有無に関わらず，国内外の基準や文献等に基づき収集した洪水，風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，地滑り，
火山の影響，生物学的事象，森林火災等の事象を考慮する。これらの事象のうち，発電所敷地及びその周辺での発生の可能性，重大事故等対処設備への影響度，事象進展
速度や事象進展に対する時間余裕の観点から，重大事故等対処設備に影響を与えるおそれがある事象として，地震，津波，風（台風），竜巻，低温（凍結），降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響及び生物学的事象を選定する。また，設計基準事故対処設備
等と重大事故等対処設備に対する共通要因としては，地震，津波，風（台風），竜巻，
低温（凍結），降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響及び生物学的事象を選定する。
なお，森林火災の出火原因となるのは，たき火やタバコ等の人為によるものが大半であることを考慮し，森林火災については，人為によるもの（火災・爆発）として選定する。
自然現象の組合せについては，地震，積雪及び火山の影響を考慮する。
発電所敷地又はその周辺において想定される発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人為によるものについては，網羅的に抽出するために，発電所敷地及びその周辺での発生実績の有無に関わらず，国内外の基準や文献等に基づき収集した飛来物（航空機落下等），ダムの崩壊，爆発，近隣工場等の火災，有毒ガス，船舶の衝突，電磁的障害，故意による大型航空機の衝突その他のテロ
リズム等の事象を考慮する。これらの事象のうち，発電所敷地及びその周辺での発生の可能性，重大事故等対処設備への影響度，事象進展速度や事象進展に対する時間余裕の観点から，重大事故等対処設備に影響を与えるおそれがある事象として，火災・爆発（森林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機落下火災等），有毒ガス，船舶の衝突，電磁的障害及び故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムを選定する。また，設計基準事故対処設備等と重大事故等対処設備に対する共通要因としては，火災・爆発（森林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機落下火災等），有毒ガス，船舶の衝
2.3-2突，電磁的障害及び故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムを選定する。
故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムについては，可搬型重大事故等対処設備による対策を講じることとする。
建屋については，地震，津波，火災及び外部からの衝撃による損傷を防止できる設計とする。
重大事故緩和設備についても，可能な限り多様性を考慮する。
a.

常設重大事故等対処設備（第四十三条 第２項 第三号）
常設重大事故防止設備は，設計基準事故対処設備及び使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能を有する設備（以下「設計基準事故対処設備等」という。）の安全機能と共通要因によって同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，可能な限り多様性，独立性，位置的分散を考慮して適切な措置を講じる設計とする。ただし，常設重大事
故防止設備のうち，計装設備について，重要代替監視パラメータ（当該パラメータの他チャンネルの計器を除く。）による推定は，重要監視パラメータと異なる物理量又は測定原理とする等，重要監視パラメータに対して可能な限り多様性を有する方法により計測できる設計とする。重要代替監視パラメータは重要監視パラメータと可能な限
り位置的分散を図る設計とする。
環境条件に対しては，想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重及びその他の使用条件において，常設重大事故防止設備がその機能を確実に発揮できる設計とする。重大事故等時の環境条件における健全性については「2.3.3 環境
条件等」に記載する。
常設重大事故防止設備は，「原子炉建屋等の基礎地盤及び周辺斜面の安定性について」に示す地盤上に設置するとともに，地震，津波及び火災に対して，「2.1.2 耐震設計の基本方針」，「2.1.3 津波による損傷の防止」及び「2.2 火災による損傷の防止」に基づく設計とする。地震，津波，溢水及び火災に対して常設重大事故防止設備は，設計基準事故対処設備等と同時に機能を損なうおそれがないように，可能な限り設計基準
事故対処設備等と位置的分散を図る。
風（台風），竜巻，低温（凍結），降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象，火災・爆発（森林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機落下火災等），有毒ガ
ス，船舶の衝突及び電磁的障害に対して，常設重大事故防止設備は，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた建屋内に設置するか，又は設計基準事故対処設備等と同時に機能が損なわれないように，設計基準事故対処設備等と位置的分散を図り，屋外に設置する。
落雷に対して常設代替交流電源設備は，避雷設備等により防護する設計とする。
生物学的事象のうちネズミ等齧歯類の小動物に対して屋外の常設重大事故防止設備
は，侵入防止対策により重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるおそれのない設計とする。
サポート系の故障に対しては，系統又は機器に供給される電力，空気，油，冷却水を考慮し，常設重大事故防止設備は設計基準事故対処設備等と異なる駆動源，冷却源を用いる設計，又は駆動源，冷却源が同じ場合は別の手段が可能な設計とする。また，
2.3-3

常設重大事故防止設備は，設計基準事故対処設備等と可能な限り異なる水源をもつ設
計とする。
b.

可搬型重大事故等対処設備（第四十三条 第３項 第五号及び第七号）
可搬型重大事故防止設備は，設計基準事故対処設備等又は常設重大事故防止設備と共通要因によって同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，可能な限り多様性，独立性，位置的分散を考慮して適切な措置を講じた設計とする。
また，可搬型重大事故等対処設備は，地震，津波，その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズム，設計基準事故対処設備等及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管する設計とする。
環境条件に対しては，想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重及びその他の使用条件において，可搬型重大事故等対処設備がその機能を確実に発揮できる設計とする。重大事故等時の環境条件における健全性については「2.3.3 環
境条件等」に記載する。
地震に対して，屋内の可搬型重大事故等対処設備は，「原子炉建屋等の基礎地盤及び周辺斜面の安定性について」に示す地盤上に設置する建屋内に保管する。屋外の可搬型重大事故等対処設備は，転倒しないことを確認する，又は必要により固縛等の処置をするとともに，地震により生ずる敷地下斜面のすべり，液状化又は揺すり込みによる不等沈下，傾斜及び浮き上がり，地盤支持力の不足，地中埋設構造物の損壊等の影響により必要な機能を喪失しない位置に保管する。
地震及び津波に対して可搬型重大事故等対処設備は，「2.1.2 耐震設計の基本方針」，「2.1.3 津波による損傷の防止」にて考慮された設計とする。
火災に対して，可搬型重大事故等対処設備は「2.2 火災による損傷の防止」に基づく火災防護を行う。
地震，津波，溢水及び火災に対して可搬型重大事故等対処設備は，設計基準事故対
処設備等及び常設重大事故等対処設備と同時に機能を損なうおそれがないように，設計基準事故対処設備等の配置も含めて常設重大事故等対処設備と位置的分散を図り複数箇所に分散して保管する設計とする。
風（台風），竜巻，低温（凍結），降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象，火災・爆発（森林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機落下火災等），有毒ガ
ス，船舶の衝突及び電磁的障害に対して，可搬型重大事故等対処設備は，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた建屋内に保管するか，又は設計基準事故対処設備等
及び常設重大事故等対処設備と同時に必要な機能を損なうおそれがないように，設計基準事故対処設備等の配置も含めて常設重大事故等対処設備と位置的分散を図り，防火帯の内側の複数箇所に分散して保管する設計とする。クラゲ等の海生生物の影響に
より可搬型重大事故等対処設備の取水ラインが閉塞する場合には，予備の可搬型重大事故等対処設備によって取水を継続し，閉塞箇所の清掃を行うことで対応できるよう，
クラゲ等の海生生物から影響を受けるおそれのある屋外の可搬型重大事故等対処設備
は，予備を有する設計とする。
2.3-4

飛来物（航空機落下）及び故意による大型航空機の衝突その他テロリズムに対して，屋内の可搬型重大事故等対処設備は，可能な限り設計基準事故対処設備等の配置も含めて常設重大事故等対処設備と位置的分散を図り複数箇所に分散して保管する設計とする。屋外に保管する可搬型重大事故等対処設備は，原子炉建屋，タービン建屋及び廃棄物処理建屋から 100m 以上の離隔距離を確保するとともに，当該可搬型重大事故等
対処設備がその機能を代替する屋外の設計基準対象施設及び常設重大事故等対処設備
から 100m 以上の離隔距離を確保した上で，複数箇所に分散して保管する設計とする。
サポート系の故障に対しては，系統又は機器に供給される電力，空気，油，冷却水を考慮し，可搬型重大事故防止設備は，設計基準事故対処設備等又は常設重大事故防止設備と異なる駆動源，冷却源を用いる設計とするか，駆動源，冷却源が同じ場合は別の手段が可能な設計とする。また，水源についても可能な限り，異なる水源を用いる設計とする。

c.

可搬型重大事故等対処設備と常設重大事故等対処設備の接続口（第四十三条 第３項 第三号）
原子炉建屋の外から水又は電力を供給する可搬型重大事故等対処設備と常設設備との接続口は，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，それぞれ互いに異なる複数の場所に設置する設計とする。
環境条件に対しては，想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重及びその他の使用条件において，その機能を確実に発揮できる設計とするとともに，建屋の異なる面の隣接しない位置又は屋内及び建屋面の適切な離隔距離をもった
位置に複数箇所設置する。重大事故等時の環境条件における健全性については「2.3.3
環境条件等」に記載する。風（台風），低温（凍結），降水，積雪，及び電磁的障害に対しては，環境条件にて考慮し，機能が損なわれない設計とする。
地震に対して接続口は，「原子炉建屋等の基礎地盤及び周辺斜面の安定性について」に示す地盤上の屋内又は建屋面に設置する。
地震，津波及び火災に対しては，「2.1.2 耐震設計の基本方針」「2.1.3 津波による損傷の防止」及び「2.2 火災による損傷の防止」に基づく設計とする。溢水に対しては，想定される溢水水位に対して機能を喪失しない位置に設置する。
風（台風），竜巻，落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象，火災・爆発（森林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機落下火災等），有毒ガス，船舶の衝突及び故意による大型航空機の衝突その他テロリズムに対して，建屋の異なる面の隣接しない位置
又は屋内及び建屋面の適切な離隔距離をもった位置に複数箇所設置する。生物学的事
象のうちネズミ等齧歯類の小動物に対して，屋外に設置する場合は，開口部の閉止により重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるおそれのない設計とする。
また，一つの接続口で複数の機能を兼用して使用する場合には，それぞれの機能に必要な容量が確保できる接続口を設ける設計とする。

2.3-5

(2)

悪影響防止（第四十三条 第１項 第五号）
重大事故等対処設備は発電用原子炉施設（他号炉を含む。）内の他の設備（設計基準
対象施設及び当該重大事故等対処設備以外の重大事故等対処設備）に対して悪影響を及ぼさない設計とする。
他の設備への悪影響としては，重大事故等対処設備使用時及び待機時の系統的な影響（電気的な影響を含む。）並びにタービンミサイル等の内部発生飛散物による影響を考慮し，他の設備の機能に悪影響を及ぼさない設計とする。
系統的な影響に対しては，重大事故等対処設備は，弁等の操作によって設計基準対象施設として使用する系統構成から重大事故等対処設備としての系統構成とすること，
重大事故等発生前（通常時）の隔離若しくは分離された状態から弁等の操作や接続により重大事故等対処設備としての系統構成とすること，他の設備から独立して単独で使用可能なこと，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用すること等により，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
また，放水砲については，建屋への放水により，当該設備の使用を想定する重大事
故時において必要となる屋外の他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
内部発生飛散物による影響に対しては，内部発生エネルギの高い流体を内蔵する弁及び配管の破断，高速回転機器の破損，ガス爆発並びに重量機器の落下を考慮し，重大事故等対処設備がタービンミサイル等の発生源となることを防ぐことで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

2.3-6

(3)

共用の禁止（第四十三条 第２項 第二号）
常設重大事故等対処設備の各機器については，2 以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。ただし，共用対象の施設ごとに要求される技術的要件（重大事故等に対処するために必要な機能）を満たしつつ，2 以上の発電用原子炉施設と共用することにより安全性が向上し，かつ，同一の発電所内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，共用できる設計とする。

2.3-7

2.3.2 容量等【43 条 2‐一，43 条 3‐一】
【設置許可基準規則】（重大事故等対処設備）
第四十三条
２ 重大事故等対処設備のうち常設のもの（重大事故等対処設備のうち可搬型のもの（以下「可搬型重大事故等対処設備」という。）と接続するものにあっては、当該可搬型
重大事故等対処設備と接続するために必要な発電用原子炉施設内の常設の配管、弁、ケーブルその他の機器を含む。以下「常設重大事故等対処設備」という。）は、前項に定めるもののほか、次に掲げるものでなければならない。
一 想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
３ 可搬型重大事故等対処設備に関しては、第一項に定めるもののほか、次に掲げるもの
でなければならない。
一 想定される重大事故等の収束に必要な容量に加え、十分に余裕のある容量を有する
ものであること。
（解釈）
１ 第１項から第３項までに規定する「想定される重大事故等」とは、本規程第３７条において想定する事故シーケンスグループ（炉心の著しい損傷後の原子炉格納容器の機能に期待できるものにあっては、計画された対策が想定するもの。）、想定する格納容
器破損モード、使用済燃料貯蔵槽内における想定事故及び想定する運転停止中事故シーケンスグループをいう。
５ 第３項第１号について、可搬型重大事故等対処設備の容量は、次によること。
（a）可搬型重大事故等対処設備のうち、可搬型代替電源設備及び可搬型注水設備（原子炉建屋の外から水又は電力を供給するものに限る。）にあっては、必要な容量を賄うことができる可搬型重大事故等対処設備を１基あたり２セット以上を持つこと。
これに加え、故障時のバックアップ及び保守点検による待機除外時のバックアップ
を工場等全体で確保すること。
（b）可搬型重大事故等対処設備のうち、可搬型直流電源設備等であって負荷に直接接続するものにあっては、１負荷当たり１セットに、工場等全体で故障時のバックアップ及び保守点検による待機除外時のバックアップを加えた容量を持つこと。
（c）「必要な容量」とは、当該原子炉において想定する重大事故等において、炉心損傷防止及び格納容器破損防止等のために有効に必要な機能を果たすことができる容量をいう。
（１）常設重大事故等対処設備（第四十三条 第２項 第一号）
常設重大事故等対処設備は，想定される重大事故等の収束において，想定する事象
及びその事象の進展等を考慮し，重大事故等時に必要な目的を果たすために，事故対応手段としての系統設計を行う。重大事故等の収束は，これらの系統の組み合わせにより達成する。
「容量等」とは，ポンプ流量，タンク容量，伝熱容量，弁吹出量，発電機容量，蓄電
2.3-8

池容量，計装設備の計測範囲及び作動信号の設定値等とする。
常設重大事故等対処設備のうち設計基準対象施設の系統及び機器を使用するものについては，設計基準対象施設の容量等の仕様が，系統の目的に応じて必要となる容量等に対して十分であることを確認した上で，設計基準対象施設としての容量等と同仕様の設計とする。
常設重大事故等対処設備のうち設計基準対象施設の系統及び機器を使用するもので，重大事故等時に設計基準対象施設の容量等を補う必要があるものについては，その後の事故対応手段と合わせて，系統の目的に応じて必要となる容量等を有する設計とする。
常設重大事故等対処設備のうち重大事故等への対処を本来の目的として設置する系
統及び機器を使用するものについては，系統の目的に応じて必要な容量等を有する設計とする。

（２）可搬型重大事故等対処設備（第四十三条 第３項 第一号）
可搬型重大事故等対処設備は，想定される重大事故等の収束において，想定する事
象及びその事象の進展を考慮し，事故対応手段としての系統設計を行う。重大事故等の収束は，これらの系統の組合せにより達成する。
「容量等」とは，ポンプ流量，タンク容量，伝熱容量，発電機容量，蓄電池容量，ボンベ容量，計測器の計測範囲等とする。
可搬型重大事故等対処設備は，系統の目的に応じて必要な容量等を有する設計とす
るとともに，設備の機能，信頼度等を考慮し，予備を含めた保有数を確保することにより，必要な容量等に加え，十分に余裕のある容量等を有する設計とする。
可搬型重大事故等対処設備のうち複数の機能を兼用することで，設置の効率化，被ばくの低減が図れるものは，同時に要求される可能性がある複数の機能に必要な容量等を合わせた容量等とし，兼用できる設計とする。
可搬型重大事故等対処設備のうち，原子炉建屋の外から水又は電力を供給する注水設備及び電源設備は，必要となる容量等を有する設備を 1 基当たり 2 セットに加え，故障時のバックアップ及び保守点検による待機除外時のバックアップとして，発電所全体で予備を確保する。
また，可搬型重大事故等対処設備のうち，負荷に直接接続する可搬型蓄電池，可搬型ボンベ等は，必要となる容量等を有する設備を 1 基当たり 1 セットに加え，故障時のバックアップ及び保守点検による待機除外時のバックアップとして，発電所全体で予備を確保する。
上記以外の可搬型重大事故等対処設備は，必要となる容量等を有する設備を 1 基当たり 1 セットに加え，設備の信頼度等を考慮し，予備を確保する。

2.3-9

2.3.3 環境条件等【43 条 1‐一，六， 43 条 3‐四】【設置許可基準規則】（重大事故等対処設備）
第四十三条
重大事故等対処設備は、次に掲げるものでなければならない。
一 想定される重大事故等が発生した場合における温度、放射線、荷重その他の使用条件において、重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
六 想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう、放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定、設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
３ 可搬型重大事故等対処設備に関しては、第一項に定めるもののほか、次に掲げるもの
でなければならない。
四 想定される重大事故等が発生した場合において可搬型重大事故等対処設備を設置
場所に据え付け、及び常設設備と接続することができるよう、放射線量が高くなる
おそれが少ない設置場所の選定、設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
（解釈）
１ 第１項から第３項までに規定する「想定される重大事故等」とは、本規程第３７条において想定する事故シーケンスグループ（炉心の著しい損傷後の原子炉格納容器の機能に期待できるものにあっては、計画された対策が想定するもの。）、想定する格納容
器破損モード、使用済燃料貯蔵槽内における想定事故及び想定する運転停止中事故シーケンスグループをいう。
（1）環境条件（第四十三条 第１項 第一号）
重大事故等対処設備は，想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重及びその他の使用条件において，その機能が有効に発揮できるよう，その設
置場所（使用場所）又は保管場所に応じた耐環境性を有する設計とするとともに，操作が可能な設計とする。
重大事故等時の環境条件については，重大事故等時における温度（環境温度，使用温度），放射線，荷重に加えて，その他の使用条件として環境圧力，湿度による影響，
重大事故等時に海水を通水する系統への影響，自然現象による影響，発電所敷地又はその周辺において想定される発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人為によるものの影響及び周辺機器等からの悪影響を考慮する。
荷重としては，重大事故等が発生した場合における機械的荷重に加えて，環境圧力，
温度及び自然現象による荷重を考慮する。
自然現象の選定に当たっては，網羅的に抽出するために，地震，津波に加え，発電所敷地及びその周辺での発生実績の有無に関わらず，国内外の基準や文献等に基づき収集した洪水，風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象，森林火災等の事象を考慮する。これらの事象のうち，重大事故等時にお2.3-10ける発電所敷地及びその周辺での発生の可能性，重大事故等対処設備への影響度，事象進展速度や事象進展に対する時間余裕の観点から，重大事故等時に重大事故等対処
設備に影響を与えるおそれがある事象として，地震，風（台風），低温（凍結），降水及び積雪を選定する。これらの事象のうち，低温（凍結）及び降水については，屋外の天候による影響として考慮する。
自然現象による荷重の組合せについては，地震，風（台風）及び積雪の影響を考慮する。
これらの環境条件のうち，重大事故等時における環境温度，環境圧力，湿度による影響，屋外の天候による影響，重大事故等時の放射線による影響及び荷重に対しては，重大事故等対処設備を設置（使用）又は保管する場所に応じて，以下の設備分類ごとに必要な機能を有効に発揮できる設計とする。
原子炉格納容器内の重大事故等対処設備は，想定される重大事故等時における原子炉格納容器内の環境条件を考慮した設計とする。また，地震による荷重を考慮して，機能を損なわない設計とする。操作は，中央制御室から可能な設計とする。
原子炉建屋原子炉区域内の重大事故等対処設備は，想定される重大事故等時における環境条件を考慮する。また，地震における荷重を考慮して，機能を損なわない設計とするとともに，可搬型重大事故等対処設備は，必要により当該設備の落下防止，転倒防止，固縛の措置をとる。操作は，中央制御室，異なる区画若しくは離れた場所又は設置場所で可能な設計とする。
原子炉建屋内の原子炉区域外及びその他の建屋内の重大事故等対処設備は，重大事
故等時におけるそれぞれの場所の環境条件を考慮した設計とする。また，地震による荷重を考慮して，機能を損なわない設計とするとともに，可搬型重大事故等対処設備
は，必要により当該設備の落下防止，転倒防止，固縛の措置をとる。操作は中央制御室，異なる区画若しくは離れた場所又は設置場所で可能な設計とする。
屋外及び建屋屋上の重大事故等対処設備は，重大事故等時における屋外の環境条件を考慮した設計とする。操作は，中央制御室，離れた場所又は設置場所で可能な設計とする。
また，地震，風（台風）及び積雪の影響による荷重を考慮し，機能を損なわない設計とするとともに，可搬型重大事故等対処設備については，必要により当該設備の落下防止，転倒防止，固縛の措置をとる。
海水を通水する系統への影響に対しては，常時海水を通水する，海に設置する，又は海で使用する重大事故等対処設備は耐腐食性材料を使用する設計とする。常時海水を通水するコンクリート構造物については，腐食を考慮した設計とする。使用時に海水を通水する重大事故等対処設備は，海水の影響を考慮した設計とする。原則，淡水を通水するが，海水も通水する可能性のある重大事故等対処設備は，可能な限り淡水を優先し，海水通水を短期間とすることで，設備への海水の影響を考慮する。また，海から直接取水する際の異物の流入防止を考慮した設計とする。
発電所敷地又はその周辺において想定される発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人為によるものの選定に当たっては，網羅的に抽出するために，発電所敷地及びその周辺での発生実績の有無に関わらず，国内外
2.3-11の基準や文献等に基づき収集した飛来物（航空機落下等），ダムの崩壊，爆発，近隣工場等の火災，有毒ガス，船舶の衝突，電磁的障害，故意による大型航空機の衝突その他のテロリズム等の事象を考慮する。これらの事象のうち，発電所敷地及びその周辺での発生の可能性，重大事故等対処設備への影響度，事象進展速度や事象進展に対する時間余裕の観点から，重大事故等対処設備に影響を与えるおそれがある事象として選定する電磁的障害に対しては，重大事故等対処設備は，重大事故等時においても電磁波により機能を損なわない設計とする。
重大事故等対処設備は，事故対応のために配置・配備している自主対策設備を含む
周辺機器等からの悪影響により機能を損なわない設計とする。周辺機器等からの悪影
響としては，地震，火災，溢水による波及的影響を考慮する。
溢水に対しては，重大事故等対処設備は，想定される溢水により機能を損なわない
ように，重大事故等対処設備の設置区画の止水対策等を実施する。
地震による荷重を含む耐震設計については，「2.1.2 耐震設計の基本方針」に，火災防護については，「2.2 火災による損傷の防止」に示す。

（２）重大事故等対処設備の設置場所（第四十三条 第１項 第六号）
重大事故等対処設備は，想定される重大事故等が発生した場合においても操作及び復旧作業に支障がないように，放射線量の高くなるおそれの少ない設置場所の選定，
当該設備の設置場所への遮蔽の設置等により当該設備の設置場所で操作可能な設計，放射線の影響を受けない異なる区画若しくは離れた場所から遠隔で操作可能な設計，又は中央制御室遮蔽区域内である中央制御室から操作可能な設計とする。

（３）可搬型重大事故等対処設備の設置場所（第四十三条 第３項 第四号）
可搬型重大事故等対処設備は，想定される重大事故等が発生した場合においても設
置及び常設設備との接続に支障がないように，放射線量の高くなるおそれの少ない設
置場所の選定，当該設備の設置場所への遮蔽の設置等により，当該設備の設置及び常設設備との接続が可能な設計とする。

2.3-12

2.3.4 操作性及び試験・検査性【43 条 1‐二,三,四，43 条 3‐二,六】【設置許可基準規則】（重大事故等対処設備）
第四十三条
重大事故等対処設備は、次に掲げるものでなければならない。
二 想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。
三 健全性及び能力を確認するため、発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。
四 本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては、通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
３ 可搬型重大事故等対処設備に関しては、第一項に定めるもののほか、次に掲げるもの
でなければならない。
二 常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。）と接続するものにあっては、当該常設設備と容易かつ確実に接続することができ、かつ、二以上の系統又は発電用原子炉施設が相互に使用することができるよう、接続部の規格の統一その他の適切な措置を講じたものであること。
六 想定される重大事故等が発生した場合において、可搬型重大事故等対処設備を運搬し、又は他の設備の被害状況を把握するため、工場等内の道路及び通路が確保できるよう、適切な措置を講じたものであること。
（解釈）
１ 第１項から第３項までに規定する「想定される重大事故等」とは、本規程第３７条において想定する事故シーケンスグループ（炉心の著しい損傷後の原子炉格納容器の機能に期待できるものにあっては、計画された対策が想定するもの。）、想定する格納容
器破損モード、使用済燃料貯蔵槽内における想定事故及び想定する運転停止中事故シーケンスグループをいう。
２ 第１項第３号の適用に当たっては、第１２条第４項の解釈に準ずるものとする。
（１）操作性の確保
ａ．操作の確実性（第四十三条 第１項 第二号）
重大事故等対処設備は，想定される重大事故等が発生した場合においても操作を確
実なものとするため，重大事故等時の環境条件を考慮し，操作が可能な設計とする。
（「2.3.3 環境条件等」）操作する全ての設備に対し，十分な操作空間を確保するとともに，確実な操作ができるよう，必要に応じて操作足場を設置する。また，防護具，可搬型照明等は重大事故等時に迅速に使用できる場所に配備する。
現場操作において工具を必要とする場合は，一般的に用いられる工具又は専用の工具を用いて，確実に作業ができる設計とする。工具は，作業場所の近傍又はアクセス
ルートの近傍に保管できる設計とする。可搬型重大事故等対処設備は運搬・設置が確実に行えるように，人力又は車両等による運搬，移動ができるとともに，必要により
2.3-13

設置場所にてアウトリガの張り出し又は輪留めによる固定等が可能な設計とする。
現場の操作スイッチは運転員等の操作性を考慮した設計とする。また，電源操作が必要な設備は，感電防止のため露出した充電部への近接防止を考慮した設計とする。
現場において人力で操作を行う弁は，手動操作が可能な設計とする。
現場での接続操作は，ボルト・ネジ接続，フランジ接続又はより簡便な接続方式等，接続方式を統一することにより，確実に接続が可能な設計とする。
また，重大事故等に対処するために迅速な操作を必要とする機器は，必要な時間内に操作できるように中央制御室での操作が可能な設計とする。制御盤の操作器は運転員の操作性を考慮した設計とする。
想定される重大事故等において操作する重大事故等対処設備のうち動的機器については，その作動状態の確認が可能な設計とする。

ｂ．系統の切替性（第四十三条 第１項 第四号）
重大事故等対処設備のうち，本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備は，通常時に使用する系統から速やかに切替操作が可能なように，系統に必要な弁等を設ける設計とする。

ｃ．可搬型重大事故等対処設備の常設設備との接続性（第四十三条 第３項 第二号）
可搬型重大事故等対処設備を常設設備と接続するものについては，容易かつ確実に接続できるように，ケーブルはボルト・ネジ接続又はより簡便な接続方式等を用い，配管は配管径や内部流体の圧力によって，大口径配管又は高圧環境においてはフランジを用い，小口径配管かつ低圧環境においてはより簡便な接続方式等を用いる設計とする。高圧窒素ガスボンベ，タンクローリ等については，各々専用の接続方式を用いる。また，発電用原子炉施設間で相互に使用することができるように，6 号及び 7 号炉
とも同一形状とするとともに，同一ポンプを接続する配管は，口径を統一する等，複数の系統での接続方式の統一も考慮する。

ｄ．発電所内の屋外道路及び屋内通路の確保（第四十三条 第３項 第六号）
想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，発電所内の道路及び通路が確保できるよう，以下の設計とする。
屋外及び屋内において，想定される重大事故等の対処に必要な可搬型重大事故等対処設備の保管場所から設置場所及び接続場所まで運搬するための経路，又は他の設備の被害状況を把握するための経路（以下「アクセスルート」という。）は，自然現象，
発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人為によるもの，溢水及び火災を想定しても，運搬，移動に支障をきたすことのないよう，
迂回路も考慮して複数のアクセスルートを確保する。
2.3-14

屋外及び屋内アクセスルートに対する自然現象については，網羅的に抽出するために，地震，津波に加え，発電所敷地及びその周辺での発生実績の有無に関わらず，国内外の基準や文献等に基づき収集した洪水，風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象，森林火災等の事象を考慮する。
これらの事象のうち，発電所敷地及びその周辺での発生の可能性，屋外アクセスル
ートへの影響度，事象進展速度や事象進展に対する時間余裕の観点から，屋外アクセ
スルートに影響を与えるおそれがある事象として，地震，津波，風（台風），竜巻，低温（凍結），降水，積雪及び火山の影響を選定する。なお，森林火災の出火原因となるのは，たき火やタバコ等の人為によるものが大半であることを考慮し，森林火災については，人為によるもの（火災・爆発）として選定する。また，地滑りについては，地震による影響に包絡される。
屋外及び屋内アクセスルートに対する発電所敷地又はその周辺において想定される発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人為によるものについては，網羅的に抽出するために，発電所敷地及びその周辺での発生実績の有無に関わらず，国内外の基準や文献等に基づき収集した飛来物（航空機落下等），
ダムの崩壊，爆発，近隣工場等の火災，有毒ガス，船舶の衝突，電磁的障害，故意による大型航空機の衝突その他のテロリズム等の事象を考慮する。これらの事象のうち，発電所敷地及びその周辺での発生の可能性，屋外アクセスルートへの影響度，事象進
展速度や事象進展に対する時間余裕の観点から，屋外アクセスルートに影響を与える
おそれがある事象として選定する火災・爆発（森林火災，近隣工場等の火災・爆発，
航空機落下火災等）及び有毒ガスに対して，迂回路も考慮した複数のアクセスルートを確保する設計とする。
屋外アクセスルートに対する地震による影響（周辺構造物等の損壊，周辺斜面の崩壊及び道路面のすべり），その他自然現象による影響（風（台風）及び竜巻による飛来物，積雪並びに火山の影響）を想定し，複数のアクセスルートの中から状況を確認し，早期に復旧可能なアクセスルートを確保するため，障害物を除去可能なホイールロー
ダを 4 台（予備 1 台）保管，使用する。また，地震による屋外タンクからの溢水及び降水に対しては，道路上への自然流下も考慮した上で，通行への影響を受けない箇所にアクセスルートを確保する設計とする。
津波の影響については，基準津波による遡上域最大水位よりも高い位置にアクセス
ルートを確保する設計とする。
屋外のアクセスルートは，地震の影響による周辺斜面の崩壊及び道路面のすべりで崩壊土砂が広範囲に到達することを想定した上で，ホイールローダによる崩壊箇所の仮復旧を行うことで，通行性を確保できる設計とする。また，不等沈下等に伴う段差の発生が想定される箇所においては，段差緩和対策等を行う，迂回する，又は砕石による段差解消対策により対処する設計とする。
屋外アクセスルートは，考慮すべき自然現象のうち，低温（凍結）及び積雪に対して，道路については融雪剤を配備し，車両については走行可能なタイヤを装着することにより通行性を確保できる設計とする。なお，融雪剤の配備等については，『「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措
2.3-15

置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」に係る適合状況説明資料（以下「技術的能力説明資料」という）1.0 重大事故等対策における共通事項』に示す。
大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる大規模損壊発生時の消火活動等については，「技術的能力説明資料 2.大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムへの対応」に示す。
屋外アクセスルートの地震発生時における，火災の発生防止策（可燃物収納容器の固縛による転倒防止）及び火災の拡大防止策（大量の可燃物を内包する変圧器の防油堤の設置）については，「火災防護計画」に定める。
屋内アクセスルートは，自然現象として選定する津波，風（台風），竜巻，低温（凍結），降水，積雪，落雷，火山の影響，生物学的事象による影響に対して，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた建屋内に確保する設計とする。なお，森林火災の出
火原因となるのは，たき火やタバコ等の人為によるものが大半であることを考慮し，森林火災については，人為によるもの（火災・爆発）として選定する。
また，発電所敷地又はその周辺における発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人為によるものとして選定する火災・爆発（森林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機落下火災等）及び有毒ガスに対して，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた建屋内に確保する設計とする。
屋内アクセスルートにおいては，機器からの溢水に対して適切な防護具を着用する。
また，地震時に通行が阻害されないように，アクセスルート上の資機材の固縛，転倒防止対策及び火災の発生防止対策を実施する。万一通行が阻害される場合は迂回する又は乗り越える。
屋外及び屋内アクセスルートにおいては，被ばくを考慮した放射線防護具の配備を行い,移動時及び作業時の状況に応じて着用する。また，夜間及び停電時の確実な運搬や移動のため可搬型照明設備を配備する。これらの運用については，「技術的能力説明
資料 1.0 重大事故等対策における共通事項」に示す。

（２）試験・検査性（第四十三条 第１項 第三号）
重大事故等対処設備は，健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に必要な箇所の保守点検，試験又は検査を実施できるよう，機能・性能の確認，漏えいの有無の確認，分解点検等ができる構造とする。また，接近性を考慮して必要な空間等を備え，構造上接近又は検査が困難である箇所を極力少なくする。
試験及び検査は，使用前検査，施設定期検査，定期安全管理検査及び溶接安全管理
検査の法定検査に加え，保全プログラムに基づく点検が実施可能な設計とする。
発電用原子炉の運転中に待機状態にある重大事故等対処設備は，発電用原子炉の運転に大きな影響を及ぼす場合を除き，運転中に定期的な試験又は検査が実施可能な設計とする。また，多様性又は多重性を備えた系統及び機器にあっては，各々が独立して試験又は検査ができる設計とする。
代替電源設備は，電気系統の重要な部分として，適切な定期試験及び検査が可能な設計とする。
2.3-16構造・強度の確認又は内部構成部品の確認が必要な設備は，原則として分解・開放（非破壊検査を含む。）が可能な設計とし，機能・性能確認，各部の経年劣化対策及び日常点検を考慮することにより，分解・開放が不要なものについては外観の確認が可能な設計とする。

2.3-17

3.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備【44 条】【設置許可基準規則】（緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備）
第四十四条 発電用原子炉施設には，運転時の異常な過渡変化時において発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象が発生するおそれがある場合又は当該事象が発生した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉冷却材圧力バウンダリ及び原子炉格納容器の健全性を維持するとともに，発電用原子炉を未臨界に移行するために必要な設備を設けなければならない。
（解釈）
1 第44条に規定する「発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象が発生するおそれがある場合」とは，発電用原子炉が緊急停止していなければならな
い状況にもかかわらず，原子炉出力又は原子炉圧力等のパラメータの変化から緊急停止していないことが推定される場合のことをいう。
2 第44条に規定する「発電用原子炉を未臨界に移行するために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
（1）BWRa）センサー出力から最終的な作動装置の入力までの原子炉スクラム系統から独立した代替反応度制御棒挿入回路（ARI）を整備すること。
b）上記1の「発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象が発生するおそれがある場合」に，原子炉出力を制御するため，原子炉冷却材再循環ポンプを自動で停止させる装置を整備すること。
c）十分な反応度制御能力を有するほう酸水注入設備（SLCS）を整備すること。
（2）PWRａ）上記1の「発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象が発生するおそれがある場合」に，原子炉出力を抑制するため，補助給水系ポンプを自動的に起動させる設備及び蒸気タービンを自動で停止させる設備を整備すること。
ｂ）上記 1 の「発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象が発生するおそれがある場合」には，化学体積制御設備又は非常用炉心冷却設
備による十分な量のほう酸水注入を実施する設備を整備すること。

3.1-1

3.1.1 適合方針
運転時の異常な過渡変化時において発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象が発生するおそれがある場合又は当該事象が発生した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉冷却材圧力バウンダリ及び原子炉格
納容器の健全性を維持するとともに，発電用原子炉を未臨界にするために必要な重大事故等対処設備を設置する。
緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備の説明図及び系統概要図を第 3.1－1 図から第 3.1－3 図に示す。
3.1.1.1 重大事故等対処設備
緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備のうち，原子炉冷却材
圧力バウンダリ及び原子炉格納容器の健全性を維持するとともに，発電用原子炉を未臨界に移行し，炉心の著しい損傷を防止するための設備として，ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能），ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）及
びほう酸水注入系を設ける。
なお，原子炉緊急停止失敗時に自動減圧系が作動すると，高圧炉心注水系及び低圧注水系から大量の冷水が注水され出力の急激な上昇につながるため，自動減圧系の起動阻止スイッチを用いて，自動起動を阻止する。自動減圧系の起動阻止スイッチについては，「3.3 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備」に記載する。
(1) フロントライン系故障時に用いる設備
a. ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）による制御棒緊急挿入
発電用原子炉が運転を緊急に停止していなければならない状況にもかかわらず，原子炉出力，原子炉圧力等のパラメータの変化から緊急停止していないことが推定される場合の重大事故等対処設備として，ATWS 緩和設備（代替制御
棒挿入機能）を使用する。
ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，検出器（原子炉圧力及び原子炉水位），論理回路，代替制御棒挿入機能用電磁弁等で構成し，原子炉圧力高又は原子炉水位低（レベル 2）の信号により，全制御棒を全挿入させて発電用原子炉を未臨界にできる設計とする。
また，ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，中央制御室の操作スイッチを手動で操作することで作動させることができる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）
その他，設計基準対象施設である制御棒駆動系水圧制御ユニット及び設計基
準事故対処設備である制御棒，制御棒駆動機構（水圧駆動）を重大事故等対処
設備として使用し，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事
故等対処設備（設計基準拡張）として使用する。
b. 原子炉冷却材再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制
発電用原子炉が運転を緊急に停止していなければならない状況にもかかわらず，原子炉出力，原子炉圧力等のパラメータの変化から緊急停止していないことが推定される場合の重大事故等対処設備として，ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）を使用する。
3.1-2

ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）は，検出器（原子炉圧力及び原子炉水位），論理回路，原子炉冷却材再循環ポンプ可変周波数電源装置（停止に必要な部位）等で構成し，原子炉圧力高又は原子炉水位低（レベル 3）の信号により冷却材再循環ポンプ 4 台を自動停止し，原子炉水位低（レベル 2）の信号により冷却材再循環ポンプ 6 台を自動停止させて，発電用原子炉の出力を制御できる設計とする。
また，ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）は，自動で停止しない場合に，中央制御室の操作スイッチを手動で操作することで，冷却材再循環ポンプを停止させることができる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）
その他，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処
設備（設計基準拡張）として使用する。
c. ほう酸水注入
原子炉緊急停止系の機能が喪失した場合の重大事故等対処設備として，ほう酸水注入系を使用する。
ほう酸水注入系は，ほう酸水注入系ポンプ，ほう酸水注入系貯蔵タンク，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，ほう酸水注入系ポンプにより，ほう酸水を高圧炉心注水系等を経由して原子炉圧力容器へ注入することで，発電用原子炉を未臨界にできる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・ほう酸水注入系ポンプ
・ほう酸水注入系貯蔵タンク
本系統の流路として，ほう酸水注入系の配管及び弁並びに高圧炉心注水系の配管，弁及びスパージャを重大事故等対処設備として使用する。
その他，設計基準対象施設である原子炉圧力容器を重大事故等対処設備として使用し，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処
設備（設計基準拡張）として使用する。

緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備の主要機器仕様を第3.1－1 表に示す。
原子炉圧力容器については，「3.20 原子炉圧力容器」に記載する。
非常用交流電源設備については，「3.14 電源設備」に記載する。

3.1-3

3.1.1.1.1 多様性，位置的分散
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，原子炉緊急停止系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，論理回路をアナログ回路で構築することで，ディジタル回路で構築する原子炉緊急停止系に対して多様性を有する設計とする。
ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，検出器から代替制御棒挿入機能用電磁弁まで原子炉緊急停止系に対して独立した構成とすることで，原子炉緊急停止系と共通要因によって同時に機能を損なわない設計とする。
また，ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，原子炉緊急停止系の電源と電気的に分離することで，共通要因によって同時に機能を損なわない設計とする。
ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）は，原子炉緊急停止系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，論理回路をアナログ回路で構築することで，ディジタル回路で構築する原子炉緊急停止系に対して多様性を有する設計とする。
ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）は，検出器から原子炉
冷却材再循環ポンプ可変周波数電源装置（停止に必要な部位）まで原子炉緊急停止
系に対して独立した構成とすることで，共通要因によって同時に機能を損なわない設計とする。
また，ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）は，原子炉緊急停止系の電源と電気的に分離することで，原子炉緊急停止系と共通要因によって同時に機能を損なわない設計とする。
ほう酸水注入系は，制御棒，制御棒駆動機構（水圧駆動）及び制御棒駆動系水圧制御ユニットと共通要因によって同時に機能を損なわないよう，ほう酸水注入系ポンプを非常用交流電源設備からの給電により駆動することで，アキュムレータにより駆動する制御棒，制御棒駆動機構（水圧駆動）及び制御棒駆動系水圧制御ユニットに対して多様性を有する設計とする。
ほう酸水注入系ポンプ及びほう酸水注入系貯蔵タンクは，原子炉建屋原子炉区域内の制御棒，制御棒駆動機構（水圧駆動）及び制御棒駆動系水圧制御ユニットと異なる区画に設置することで，制御棒，制御棒駆動機構（水圧駆動）及び制御棒駆動
系水圧制御ユニットと共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
3.1.1.1.2 悪影響防止
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，検出器から代替制御棒挿入機能用電磁弁まで，原子炉緊急停止系に対して独立した構成とすることで，原子炉緊急停止系に悪影響を及ぼさない設計とする。また，ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，
原子炉緊急停止系の電源と電気的に分離することで，原子炉緊急停止系に悪影響を及ぼさない設計とする。
ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）は，検出器から原子炉
冷却材再循環ポンプ可変周波数電源装置（停止に必要な部位）まで，原子炉緊急停止系に対して独立した構成とすることで，原子炉緊急停止系に悪影響を及ぼさない設計とする。また，ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）は，
原子炉緊急停止系の電源と電気的に分離することで，原子炉緊急停止系に悪影響を
3.1-4

及ぼさない設計とする。
ほう酸水注入系は，設計基準事故対処設備として使用する場合と同じ系統構成で，重大事故等対処設備として使用することにより，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
3.1.1.1.3 容量等
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備として使用する ATWS
緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，想定される重大事故等時において，原子炉圧力高の信号又は原子炉水位低（レベル 2）の信号の計器誤差を考慮して確実に作動する設計とする。
緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備として使用する ATWS
緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）は，想定される重大事故等時において，原子炉水位低（レベル 2，レベル 3）及び原子炉圧力高の信号の計器誤差を考慮して確実に作動する設計とする。
ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）は，炉心流量の急激な減少を緩和させるため，原子炉圧力高又は原子炉水位低（レベル 3）の信号により冷却材再循環ポンプ 4 台を自動停止し，原子炉水位低（レベル 2）の信号により冷却材再循環ポンプ 6 台を自動停止する設計とする。
ほう酸水注入系ポンプ及びほう酸水注入系貯蔵タンクは，設計基準事故対処設備としての仕様が，想定される重大事故等時において，発電用原子炉を未臨界にするために必要な負の反応度添加率を確保するための容量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
3.1.1.1.4 環境条件等
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，中央制御室及び原子炉建屋原子炉区域内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室で可能な設計とする。
ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）は，中央制御室及び原子炉建屋原子炉区域内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室で可能な設計とする。
ほう酸水注入系ポンプ及びほう酸水注入系貯蔵タンクは，原子炉建屋原子炉区域内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
ほう酸水注入系の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室で可能な設計とする。
3.1.1.1.5 操作性の確保
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，想定される重大事故等時において他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。
3.1-5

ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）は検出器を多重化し，「2 out of 4」論理又は「2 out of 3」論理で自動的に作動する設計とする。また，ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，中央制御室の操作スイッチにより操作が可能な設計とする。
ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）は，想定される重大事
故等時において他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。
ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）は検出器を多重化し，「2 out of 4」論理又は「2 out of 3」論理で自動的に作動する設計とする。
また，ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）は，中央制御室の操作スイッチにより操作が可能な設計とする。
ほう酸水注入系は，想定される重大事故等時において，設計基準事故対処設備として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用し，弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。ほう酸水注入系は，中央制御室の操作ス
イッチにより操作が可能な設計とする。
3.1.1.1.6 試験検査
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，発電用原子炉の停止中に機能・性能の確認として，模擬入力による論理回路の動作確認，校正及び設定値確認が可能な設計とする。
ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）は，発電用原子炉の停止中に機能・性能の確認として，模擬入力による論理回路の動作確認，校正及び設
定値確認が可能な設計とする。
ほう酸水注入系は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び漏えいの有無の確認並びに弁の開閉動作の確認が可能な設計とする。
ほう酸水注入系ポンプは，発電用原子炉の停止中に分解及び外観の確認が可能な設計とする。
また，ほう酸水注入系貯蔵タンクは，発電用原子炉の停止中にほう酸濃度及びタンク水位の確認によるほう酸質量の確認及び外観の確認が可能な設計とする。

3.1-6

第 3.1－1 表

緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備の主要機器仕様(1) ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）
個数
1(2) ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）
個数1(3) ほう酸水注入系
系統数1
中性子吸収材ほう素（五ほう酸ナトリウム溶液）

停止時実効増倍率

Keff≦0.95

反応度印加速度

最低 0.001Δk/min

ほう酸水注入系貯蔵タンク
材

料

ステンレス鋼

基

数

1

容

量

約 30m3

ほう酸水注入系ポンプ台

数

1（予備 1）

容量

約 11m3/h/台

揚程

約 860m3.1-7

原子炉圧力高（A）

凡例

原子炉圧力高（B）

2/3

ARI信号

A系ARI用電磁弁励磁信号

原子炉圧力高（C）

2/3

2 out of 3 論理

2/4

2 out of 4 論理

手動ARI信号
OR 論理

原子炉水位低（A）（レベル2）
原子炉水位低（B）（レベル2）
2/4
原子炉水位低（C）（レベル2）

B系ARI用電磁弁励磁信号

ARI信号

ARI

代替制御棒挿入機能

NE

常時励磁

ND

常時無励磁

手動ARI信号

原子炉水位低（D）（レベル2）

制御棒挿入

制御棒挿入

原子炉緊急停止系作動回路

3.1-8

NE
NE
スクラム弁

Ｂ系ＡＲＩ用電磁弁励磁信号排気スクラム
パイロット弁

後備緊急停止系作動回路
ND

ND

アキュムレータ
排気
F049A

F048A

計装用圧縮
空気系から

ND

ND

ND

F043
排気

排気
バックアップ
スクラム弁

他の水圧制御ユニットへ

ND

他の水圧制御
ユニットへ

F044
ND

ND

ND
排気

F047
F048B

F049B

排気
A系ARI用電磁弁励磁信号第 3.1－1 図

緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備説明図（ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）による制御棒緊急挿入）

凡例

6.9kV M/C A-1

6.9kV M/C B-1

RIP

原子炉冷却材再循環ポンプ

遮断器

RIP－ASD（A～H，J，K）
停止操作（手動操作）※
M
G

原子炉冷却材再循環ポンプ
ＭＧセット
原子炉冷却材再循環ポンプ
可変周波数電源装置

※

※

※

※

原子炉水位低（A）（レベル3）
原子炉水位低（B）（レベル3）RIP(A)

ATWS-RPT信号

RIP
(D)

RIP
(F)

2 out of 4 論理

RIP
(J)

OR 論理

RIP-ASD

原子炉冷却材再循環ポンプ
可変周波数電源装置

ATWS-RPT

代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能2/3
ATWS-RPT信号

3.1-9

※

原子炉水位低（B）（レベル2）

M

M

G

G

※

自動又は手動の信号にて，原子炉冷却材再循環
ポンプ可変周波数電源装置の内，停止に必要な部位を動作させることで原子炉冷却材再循環ポンプを停止させる。

※

※

※

※

2/4
ATWS-RPT信号

RIP
(B)

原子炉水位低（D）（レベル2）

RIP
(E)

RIP
(H)

RIP
(C)

RIP
(G)

RIP
(K)

TD
TD
2/4

TD

ATWS-RPT信号TD

第 3.1－2 図タイマー（6秒）

6.9kV M/C B-2

6.9kV M/C A-2

原子炉水位低（A）（レベル2）

原子炉水位低（C）（レベル2）

2/4

TD

原子炉圧力高（A）

原子炉圧力高（C）

2 out of 3 論理

2/3

原子炉水位低（C）（レベル3）

原子炉圧力高（B）

2/3

緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備説明図（原子炉冷却材再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制）

原子炉格納容器
内側
外側

NO

MO

所内用圧縮空気系から

高圧炉心
注水系から

純水補給水系から

原 子 炉
圧力容器

ほう酸水
注入系
テスト
タンク

3.1-10MOMO
ほう酸水注入系
貯 蔵 タ ン ク

ほう酸水
注入系ポンプ(B)

MO

スパージャ

MO

ほう酸水
注入系ポンプ(A)

第 3.1－3 図(1)

緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備系統概要図（ほう酸水注入系）（6 号炉）

原子炉格納容器
内側
外側

NO

MO

所内用圧縮空気系から

高圧炉心
注水系から

純水補給水系から

原 子 炉
圧力容器

ほう酸水
注入系
テスト
タンク

3.1-11

MOMO
ほう酸水注入系
貯 蔵 タ ン ク

ほう酸水
注入系ポンプ(B)

MO

スパージャ

MO

ほう酸水
注入系ポンプ(A)

第 3.1－3 図(2)

緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備系統概要図（ほう酸水注入系）（7 号炉）

3.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備【45 条】【設置許可基準規則】（原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備）
第四十五条 発電用原子炉施設には，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため，発電用原子炉を冷却するために必要な設備を設けなければならない。
（解釈）
１ 第４５条に規定する「発電用原子炉を冷却するために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
（１）全交流動力電源喪失・常設直流電源系統喪失を想定し，原子炉隔離時冷却系（RCIC）若しくは非常用復水器（BWR の場合）又はタービン動補助給水ポンプ（PWRの場合）（以下「RCIC 等」という。）により発電用原子炉を冷却するため，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備を整備すること。
ａ）可搬型重大事故防止設備
ⅰ）現場での可搬型重大事故防止設備（可搬型バッテリ又は窒素ボンベ等）を用いた弁の操作により，RCIC 等の起動及び十分な期間※の運転継続を行う可搬型重大事故防止設備等を整備すること。ただし，下記（１）ｂ）ⅰ）の人力による措置が容易に行える場合を除く。
ｂ）現場操作ⅰ）現場での人力による弁の操作により，RCIC 等の起動及び十分な期間※の運転継続を行うために必要な設備を整備すること。
※：原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間のこと。

3.2-1

3.2.1 適合方針
原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷を防止するために必要な重大事故等対処設備を設置する。
原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備の系
統概要図を第 3.2－1 図から第 3.2－3 図に示す。
また，想定される重大事故等時において，設計基準事故対処設備である高圧炉心
注水系及び原子炉隔離時冷却系が使用できる場合は重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する。
3.2.1.1 重大事故等対処設備
原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備のうち，炉心を冷却するための設備として，高圧代替注水系を設ける。また，設計基準
事故対処設備である高圧炉心注水系及び原子炉隔離時冷却系が機能喪失し，かつ中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動できない場合に，高圧代替注水系
及び原子炉隔離時冷却系を現場操作により起動させる。
(1) フロントライン系故障時に用いる設備
a. 高圧代替注水系による発電用原子炉の冷却
高圧炉心注水系及び原子炉隔離時冷却系が機能喪失した場合の重大事故等対処設備として，高圧代替注水系を使用する。
高圧代替注水系は，蒸気タービン駆動ポンプである高圧代替注水系ポンプ，
配管・弁類，計測制御装置等で構成し，蒸気タービン駆動ポンプにより復水貯
蔵槽の水を高圧炉心注水系等を経由して，原子炉圧力容器へ注水することで炉心を冷却できる設計とする。
高圧代替注水系は，常設代替直流電源設備からの給電が可能な設計とし，中央制御室からの操作が可能な設計とする。また，高圧代替注水系は，常設代替
直流電源設備の機能喪失により中央制御室からの操作ができない場合においても，現場での人力による弁の操作により，高圧注水が必要な期間にわたって運転を継続できる設計とする。これらの人力による措置は容易に行える設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・高圧代替注水系ポンプ
・復水貯蔵槽（3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
・常設代替直流電源設備（3.14 電源設備）
本系統の流路として，高圧代替注水系，高圧炉心注水系，原子炉隔離時冷却系，復水補給水系，主蒸気系及び残留熱除去系（7 号炉のみ）の配管及び弁並
びに給水系の配管，弁及びスパージャを重大事故等対処設備として使用する。
その他，設計基準対象施設である原子炉圧力容器を重大事故等対処設備として使用する。
(2) サポート系故障時に用いる設備
a. 原子炉隔離時冷却系の現場操作による発電用原子炉の冷却
全交流動力電源及び常設直流電源系統の機能喪失により，高圧炉心注水系及び原子炉隔離時冷却系での発電用原子炉の冷却ができない場合であって，中央3.2-2

制御室からの操作により高圧代替注水系が起動できない場合の重大事故等対処設備として，原子炉隔離時冷却系を現場操作により起動させて使用する。
原子炉隔離時冷却系は，全交流動力電源及び常設直流電源系統が機能喪失した場合においても，現場で弁を人力操作することにより起動し，蒸気タービン
駆動ポンプにより復水貯蔵槽の水を原子炉圧力容器へ注水することで発電用原子炉を冷却できる設計とする。また，原子炉隔離時冷却系は，高圧注水が必
要な期間にわたって発電用原子炉を冷却できるよう，人力による原子炉隔離時
冷却系運転時に発生するドレンを排水する。これらの人力による措置は容易に行える設計とする。
なお，設計基準対象施設である原子炉圧力容器を重大事故等対処設備として使用し，設計基準事故対処設備である原子炉隔離時冷却系を重大事故等対処設
備（設計基準拡張）として使用する。
b. 代替電源設備による原子炉隔離時冷却系の復旧
全交流動力電源喪失により，原子炉隔離時冷却系が起動できない場合の重大事故等対処設備として，代替電源設備を使用し，原子炉隔離時冷却系を復旧する。
原子炉隔離時冷却系は，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備
からの給電により機能を復旧し，蒸気タービン駆動ポンプにより復水貯蔵槽の水を原子炉圧力容器へ注水することで炉心を冷却できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
・可搬型代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
その他，設計基準対象施設である原子炉圧力容器を重大事故等対処設備として使用し，設計基準事故対処設備である原子炉隔離時冷却系を重大事故等対処
設備（設計基準拡張）として使用する。
(3) 監視及び制御に用いる設備
原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態で発電用原子炉を冷却する場合に監視及び制御に使用する重大事故等対処設備として，原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域），原子炉水位（SA），原子炉圧力，原子炉圧力（SA），高圧
代替注水系系統流量及び復水貯蔵槽水位（SA）を使用する。
原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域）及び原子炉水位（SA）は原子炉水位を監視又は推定でき，原子炉圧力，原子炉圧力（SA），高圧代替注水系系統
流量及び復水貯蔵槽水位（SA）は原子炉圧力容器へ注水するための高圧代替注水系の作動状況を確認できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・原子炉水位（広帯域）（3.15 計装設備）
・原子炉水位（燃料域）（3.15 計装設備）
・原子炉水位（SA）（3.15 計装設備）
・原子炉圧力（3.15 計装設備）
・原子炉圧力（SA）（3.15 計装設備）
・高圧代替注水系系統流量（3.15 計装設備）
・復水貯蔵槽水位（SA）（3.15 計装設備）
3.2-3

(4) 事象進展抑制のために用いる設備
a. ほう酸水注入系による進展抑制
高圧代替注水系及び原子炉隔離時冷却系を用いた発電用原子炉への高圧注
水により原子炉水位を維持できない場合を想定した重大事故等対処設備として，ほう酸水注入系を使用する。
ほう酸水注入系は，ほう酸水注入系ポンプ，ほう酸水注入系貯蔵タンク，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，ほう酸水注入系ポンプにより，ほう酸水を高圧炉心注水系等を経由して原子炉圧力容器へ注入することで，重大事故等の進展を抑制できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・ほう酸水注入系ポンプ（3.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備）
・ほう酸水注入系貯蔵タンク（3.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備）
本系統の詳細については，「3.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備」に記載する。
原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備の主要機器仕様を第 3.2－1 表に示す。
原子炉圧力容器については，「3.20 原子炉圧力容器」に記載する。
原子炉隔離時冷却系については，「3.2.1.2.2 原子炉隔離時冷却系」に記載する。
復水貯蔵槽については，「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備」に記載する。
原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域），原子炉水位（SA），原子炉圧力，
原子炉圧力（SA），高圧代替注水系系統流量及び復水貯蔵槽水位（SA）は，「3.15 計装設備」に記載する。
ほう酸水注入系については，「3.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備」に記載する。
常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備及び常設代替直流電源設備については，「3.14 電源設備」に記載する。

3.2-4

3.2.1.1.1 多様性，位置的分散
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
高圧代替注水系は，高圧炉心注水系と共通要因によって同時に機能を損なわない
よう，高圧代替注水系ポンプをタービン駆動とすることで，電動機駆動ポンプを用いた高圧炉心注水系に対して多様性を有する設計とする。また，高圧代替注水系の起動に必要な電動弁は，常設代替直流電源設備からの給電及び現場において人力により，ポンプの起動に必要な弁を操作できることで，非常用交流電源設備から給電される高圧炉心注水系及び非常用直流電源設備から給電される原子炉隔離時冷却系に対して，多様性を有する設計とする。
高圧代替注水系ポンプは，原子炉建屋原子炉区域内の高圧炉心注水系ポンプ及び原子炉隔離時冷却系ポンプと異なる区画に設置することで，高圧炉心注水系ポンプ
及び原子炉隔離時冷却系ポンプと共通要因によって同時に機能を損なわないよう
位置的分散を図る設計とする。
原子炉隔離時冷却系の起動に必要な電動弁は，現場において人力による手動操作を可能とすることで，非常用直流電源設備からの給電による遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。
電源設備の多様性，位置的分散については「3.14 電源設備」に記載する。
3.2.1.1.2 悪影響防止
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
高圧代替注水系は，通常時は弁等により他の系統・機器と隔離し，重大事故等時に弁操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，高圧代替注水系，原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系は，相互に悪影響を及ぼすことのないように，同時に使用しない運用とする。高圧代替注水系の蒸気配管及び弁は十分な強度を有する設計とし，高圧
代替注水系ポンプは，飛散物となって他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
原子炉隔離時冷却系は，設計基準事故対処設備として使用する場合と同じ系統構
成で，重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用することにより，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
3.2.1.1.3 容量等
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
高圧代替注水系ポンプは，想定される重大事故等時において，十分な期間にわたって原子炉水位を維持し，炉心の著しい損傷を防止するために必要なポンプ流量を有する設計とする。
原子炉隔離時冷却系ポンプは，設計基準事故時の非常用炉心冷却機能と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合のポンプ流量が，重大事故等の収束に必要な注水流量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
3.2.1.1.4 環境条件等
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
高圧代替注水系ポンプは，原子炉建屋原子炉区域内に設置し，想定される重大事
故等時における環境条件を考慮した設計とする。
高圧代替注水系の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室で可能
3.2-5

な設計とする。また，中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動できない
場合において，高圧代替注水系の起動に必要となる弁の操作は，想定される重大事
故等時において，設置場所で人力により可能な設計とする。また，高圧代替注水系
は，淡水だけでなく海水も使用できるが，可能な限り淡水を優先し，海水通水を短期間とすることで，設備への影響を考慮する。
原子炉隔離時冷却系ポンプは，原子炉建屋原子炉区域内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。中央制御室からの操作により原子炉隔離時冷却系を起動できない場合において，原子炉隔離時冷却系の起動に必要となる弁の操作は，想定される重大事故等時において，防護具を装着することで設置場所で人力により可能な設計とする。
3.2.1.1.5 操作性の確保
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
高圧代替注水系は，想定される重大事故等時において，通常時の隔離された系統構成から弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。高圧代替注水系ポン
プは，中央制御室の操作スイッチにより弁を操作することで，起動が可能な設計とし，系統構成に必要な弁は，中央制御室から操作可能な設計とする。また，高圧代
替注水系の操作に必要な弁は，中央制御室から操作ができない場合においても，現場操作が可能となるように手動ハンドルを設け，現場で人力により確実に操作が可能な設計とする。
原子炉隔離時冷却系は，想定される重大事故等時において，設計基準事故対処設
備として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。原子炉隔離時冷却系の操作に必要な弁は，中央制御室から操作ができない
場合においても，現場操作が可能となるように手動ハンドルを設け，現場での人力により確実に操作が可能な設計とする。
3.2.1.1.6 試験検査
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
高圧代替注水系は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び漏えいの有無の確認並びに弁の開閉動作の確認が可能な設計とする。また，高圧代替注水系
ポンプは，発電用原子炉の停止中に分解及び外観の確認が可能な設計とする。
原子炉隔離時冷却系は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び漏えいの有無の確認並びに弁の開閉動作の確認が可能な設計とする。また，原子炉隔離
時冷却系ポンプは，発電用原子炉の停止中に分解及び外観の確認が可能な設計とす
る。

3.2-6

第 3.2－1 表

原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備の主要機器仕様(1) 高圧代替注水系
ａ. 高圧代替注水系ポンプ兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備
台
数
1
容
量
約 180m3/h
全 揚 程
約 900m 以上(2) 原子炉隔離時冷却系
ａ. 原子炉隔離時冷却系ポンプ
第 3.2－3 表 原子炉隔離時冷却系主要機器仕様に記載する。
(3) ほう酸水注入系
ａ. ほう酸水注入系ポンプ
第 3.1－1 表 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備の主要機器仕様に記載する。
ｂ. ほう酸水注入系貯蔵タンク
第 3.1－1 表 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備の主要機器仕様に記載する。

3.2-7

ドライウェル
原
子
炉
格
納
容
器

AO

給水系から

原
子

AO

給水系から

NO

AO

主蒸気管

炉

MO

容
器

MO

MO

タービンへ

圧
力

AO

MO

MO
MO

MO
サプレッション・チェンバ

MO

MO
復水移送
ポンプへ

3.2-8

MO

復 水
貯蔵槽

MO

MO

原子炉隔離時冷却系
タービン

原子炉隔離時冷却系
ポンプ

MO

MO

高圧炉心注水系へ
HO

MO

MO

MO

高圧代替注水系ポンプ

第 3.2－1 図(1)高圧代替注水系
タービン

原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備系統概要図（高圧代替注水系による発電用原子炉の冷却）（6 号炉）

ドライウェル
原
子
炉
格
納
容
器

AO

給水系から

原
子

AO

給水系から

NO

AO

主蒸気管

炉
タービンへ

圧
力

AO
MO

容
器

MO

MO

MO

MO
MO

MO
サプレッション・チェンバ

MO

MO
復水移送
ポンプへ

3.2-9

MO

復 水
貯蔵槽

MO

MO

原子炉隔離時冷却系
タービン

原子炉隔離時冷却系
ポンプ

HO

MO

MO

MO

MO

高圧炉心
注水系へ

高圧炉心
注水系へ

MO

高圧代替注水系ポンプ

第 3.2－1 図(2)高圧代替注水系
タービン

原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備系統概要図（高圧代替注水系による発電用原子炉の冷却）（7 号炉）

ドライウェル
原
子
炉
格
納
容
器

AO

給水系から

原
子

AO

給水系から

NO

AO

主蒸気管

炉
タービンへ

圧
力

AO
MO

容

MO

MO

器

MO

MO
MO

MO
サプレッション・チェンバMOMO

3.2-10

復水移送
ポンプへ
MO

復 水
貯蔵槽

MO

MO

原子炉隔離時冷却系
タービン

原子炉隔離時冷却系
ポンプ

MO

MO

高圧炉心注水系へ
HO

MO

MO

MO

高圧代替注水系ポンプ

第 3.2－2 図(1)高圧代替注水系
タービン

原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備系統概要図（原子炉隔離時冷却系の現場操作による発電用原子炉の冷却）（6 号炉）

ドライウェル
原
子
炉
格
納
容
器

AO

給水系から

原
子
炉

AO

給水系から

主蒸気管
タービンへ

容

MO

MO

器

MO

MO

AO

圧
力

AO
MO

NO

MO
MO
サプレッション・チェンバMOMO

3.2-11

復水移送
ポンプへ
MO

復 水
貯蔵槽

MO

MO

原子炉隔離時冷却系
タービン

原子炉隔離時冷却系
ポンプ

HO

MO

MO

MO

MO

高圧炉心
注水系へ

高圧炉心
注水系へ

MO

高圧代替注水系ポンプ

第 3.2－2 図(2)高圧代替注水系
タービン

原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備系統概要図（原子炉隔離時冷却系の現場操作による発電用原子炉の冷却）（7 号炉）

原子炉格納容器
内側
外側

NO

MO

所内用圧縮空気系から

高圧炉心
注水系から

純水補給水系から

原 子 炉
圧力容器

ほう酸水
注入系
テスト
タンク

3.2-12

MOMO
ほう酸水注入系
貯 蔵 タ ン ク

ほう酸水
注入系ポンプ(B)

MO

スパージャ

MO

ほう酸水
注入系ポンプ(A)

第 3.2－3 図(1)

原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備系統概要図（ほう酸水注入系による進展抑制）（6 号炉）

原子炉格納容器
内側
外側

NO

MO

所内用圧縮空気系から

高圧炉心
注水系から

純水補給水系から

原 子 炉
圧力容器

ほう酸水
注入系
テスト
タンク

3.2-13

MOMO
ほう酸水注入系
貯 蔵 タ ン ク

ほう酸水
注入系ポンプ(B)

MO

スパージャ

MO

ほう酸水
注入系ポンプ(A)

第 3.2－3 図(2)原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備系統概要図（ほう酸水注入系による進展抑制）（7 号炉）

3.2.1.2 重大事故等対処設備（設計基準拡張）
3.2.1.2.1 高圧炉心注水系
高圧炉心注水系は，想定される重大事故等時において，重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する。
高圧炉心注水系は，「2.3 重大事故等対処設備に関する基本方針」のうち，多様性，位置的分散等を除く設計方針を適用して設計を行う。
高圧炉心注水系主要機器仕様を第 3.2－2 表に，系統概要図を第 3.2－4 図に示す。
3.2.1.2.1.1 悪影響防止
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
高圧炉心注水系は，設計基準事故対象設備として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
3.2.1.2.1.2 容量等
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
高圧炉心注水系ポンプは，設計基準事故時の非常用炉心冷却機能と兼用しており，
設計基準事故時に使用する場合の容量が，重大事故等の収束に必要な容量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
3.2.1.2.1.3 環境条件等
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
高圧炉心注水系ポンプ及び高圧炉心注水系注入隔離弁は，原子炉建屋原子炉区域内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。高
圧炉心注水系の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室で可能な設計とする。また，中央制御室からの操作により高圧炉心注水系注入隔離弁を閉止できない場合において，高圧炉心注水系注入隔離弁の操作は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。
3.2.1.2.1.4 操作性の確保
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
高圧炉心注水系は，想定される重大事故等時において，設計基準事故対処設備として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する設計とする。高圧炉心注水系は，中央制御室の操作スイッチにより操作が可能な設計とする。また，高圧炉心注水系注入隔離弁は，中央制御室から操作できない場合においても，現場操作が可能となるように手動ハンドルを設け，現場での人力により確実に操作が可能な設計とする。
3.2.1.2.1.5 試験検査
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
高圧炉心注水系は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。また，高圧炉心注水系ポンプ及び高圧炉心注水系
注入隔離弁は，発電用原子炉の停止中に分解及び外観の確認が可能な設計とする。

3.2-14

第 3.2-2 表 高圧炉心注水系主要機器仕様（１）高圧炉心注水系ポンプ
台

数

2

容

量

約 180m3/h/台～約 730m3/h/台

程

約 890m～約 190m

全揚3.2-15

3.2-16
第 3.2-4 図

高圧炉心注水系系統概要図

3.2.1.2.2 原子炉隔離時冷却系
原子炉隔離時冷却系は，想定される重大事故等時において，重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する。
原子炉隔離時冷却系は，「2.3 重大事故等対処設備に関する基本方針」のうち，多様性，位置的分散等を除く設計方針を適用して設計を行う。
原子炉隔離時冷却系主要機器仕様を第 3.2-3 表に，系統概要図を第 3.2-5 図に示す。
3.2.1.2.2.1 悪影響防止
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
原子炉隔離時冷却系は，設計基準事故対処設備として使用する場合と同じ系統構
成で重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
3.2.1.2.2.2
容量等
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
原子炉隔離時冷却系ポンプは，設計基準事故時の非常用炉心冷却機能と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合の容量が，重大事故等の収束に必要な容量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
3.2.1.2.2.3 環境条件等
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
原子炉隔離時冷却系ポンプは，原子炉建屋原子炉区域内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。原子炉隔離時冷却系の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室で可能な設計とする。
3.2.1.2.2.4 操作性の確保
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
原子炉隔離時冷却系は，想定される重大事故等時において，設計基準事故対処設
備として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する設計とする。原子炉隔離時冷却系は，中央制御室の操作スイッチにより操作が可能な設計とする。
3.2.1.2.2.5 試験検査
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
原子炉隔離時冷却系は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。また，原子炉隔離時冷却系ポンプは，発電用原子炉の停止中に分解及び外観の確認が可能な設計とする。

3.2-17

第 3.2-3 表 原子炉隔離時冷却系主要機器仕様（１）原子炉隔離時冷却系ポンプ
台

数

1

容

量

約 190m3/h

程約 190m～約 900m

全揚3.2-18

3.2-19
第 3.2-5 図

原子炉隔離時冷却系

系統概要図

3.3 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備【46 条】【設置許可基準規則】（原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備）
第四十六条 発電用原子炉施設には，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の減圧機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉冷却材
圧力バウンダリを減圧するために必要な設備を設けなければならない。
（解釈）
１ 第４６条に規定する「炉心の著しい損傷」を「防止するため，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
（１）ロジックの追加
ａ）原子炉水位低かつ低圧注水系が利用可能な状態で，逃がし安全弁を作動させる減圧自動化ロジックを設けること（BWR の場合）。
（２）可搬型重大事故防止設備ａ）常設直流電源系統喪失時においても，減圧用の弁（逃がし安全弁（BWR の場合）又は主蒸気逃がし弁及び加圧器逃がし弁（PWR の場合））を作動させ原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧操作が行えるよう，手動設備又は可搬型
代替直流電源設備を配備すること。
ｂ）減圧用の弁が空気作動弁である場合，減圧用の弁を作動させ原子炉冷却材
圧力バウンダリの減圧操作が行えるよう，可搬型コンプレッサー又は窒素ボンベを配備すること。
ｃ）減圧用の弁は，想定される重大事故等が発生した場合の環境条件において確実に作動すること。

3.3-1

3.3.1 適合方針
原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の減圧機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原
子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備の系統概要図及び説明図を
第 3.3－1 図から第 3.3－4 図に示す。
3.3.1.1 重大事故等対処設備（原子炉冷却系統施設）
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，原子炉冷却材圧力バ
ウンダリが高圧時に炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するための設備として逃がし安全弁を設ける。
(1) フロントライン系故障時に用いる設備
a. 原子炉減圧の自動化
逃がし安全弁の自動減圧機能が喪失した場合の重大事故等対処設備として，逃がし安全弁を代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）により作動させ使用する。
逃がし安全弁は，代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）からの信号により，自動減圧機能用アキュムレータに蓄圧された窒素ガスをアクチュエータのピストンに供給することで作動し，蒸気を排気管によりサプレッション・チ
ェンバのプール水面下に導き凝縮させることで，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧できる設計とする。
なお，原子炉緊急停止失敗時に自動減圧系が作動すると，高圧炉心注水系及び低圧注水系から大量の冷水が注水され出力の急激な上昇につながるため，自動減圧系の起動阻止スイッチにより自動起動を阻止する。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・逃がし安全弁・自動減圧機能用アキュムレータ
・代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）（3.3.1.2 重大事故等対処設
備（計測制御系統施設））
・自動減圧系の起動阻止スイッチ（3.3.1.2 重大事故等対処設備（計測制
御系統施設））
その他，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処
設備（設計基準拡張）として使用する。
b.

手動による原子炉減圧
逃がし安全弁の自動減圧機能が喪失した場合の重大事故等対処設備として，逃がし安全弁を手動により作動させて使用する。
逃がし安全弁は，中央制御室からの遠隔手動操作により，逃がし弁機能用ア
キュムレータ又は自動減圧機能用アキュムレータに蓄圧された窒素ガスをア
クチュエータのピストンに供給することで作動し，蒸気を排気管によりサプレッション・チェンバのプール水面下に導き凝縮させることで，原子炉冷却材圧
力バウンダリを減圧できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
3.3-2

・逃がし安全弁
・逃がし弁機能用アキュムレータ
・自動減圧機能用アキュムレータ
・所内蓄電式直流電源設備（3.14 電源設備）
・可搬型直流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
本系統の流路として，主蒸気系配管及びクエンチャを重大事故等対処設備として使用する。
(2) サポート系故障時に用いる設備
a. 常設直流電源系統喪失時の減圧
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，逃がし安全弁の機能回復のための重大事故等対処設備として，可搬型直流電源設備を使用する。
(a) 可搬型直流電源設備による逃がし安全弁機能回復
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，逃がし安全弁の機能回復のための重大事故等対処設備として，可搬型直流電源設備及び AM
用切替装置（SRV）を使用する。
可搬型直流電源設備は，逃がし安全弁の作動に必要な常設直流電源系統が喪失した場合においても，AM 用切替装置（SRV）を切り替えることにより，逃がし安全弁（8 個）の作動に必要な電源を供給できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・可搬型直流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
・AM 用切替装置（SRV）(b) 逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁機能回復
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，逃がし安全弁の機能回復のための重大事故等対処設備として，逃がし安全弁用可搬型蓄電池を使用する。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，逃がし安全弁の作動に必要な常設直流電
源系統が喪失した場合においても，逃がし安全弁の作動回路に接続することにより，逃がし安全弁（2 個）を一定期間にわたり連続して開状態を保持できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・逃がし安全弁用可搬型蓄電池b.

逃がし安全弁の作動に必要な窒素ガス喪失時の減圧
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，逃がし安全弁の機能回復のための重大事故等対処設備として，高圧窒素ガス供給系を使用する。
高圧窒素ガス供給系は，逃がし安全弁の作動に必要な逃がし弁機能用アキュ
ムレータ及び自動減圧機能用アキュムレータの充填圧力が喪失した場合において，逃がし安全弁の作動に必要な窒素ガスを供給できる設計とする。
なお，高圧窒素ガスボンベの圧力が低下した場合は，現場で高圧窒素ガスボ
ンベの切替え及び取替えが可能な設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・高圧窒素ガスボンベ（3.3.1.2 重大事故等対処設備（計測制御系統施設））
3.3-3

本系統の流路として，高圧窒素ガス供給系の配管及び弁並びに逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュムレータを重大事故等対処設備として使用する。
その他，設計基準事故対処設備である逃がし安全弁を重大事故等対処設備として使用する。
c.

代替電源設備を用いた逃がし安全弁の復旧(a) 代替直流電源設備による復旧
全交流動力電源又は常設直流電源系統が喪失した場合の重大事故等対処
設備として，可搬型直流電源設備を使用する。
逃がし安全弁は，可搬型直流電源設備により作動に必要な直流電源が供給されることにより機能を復旧し，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・可搬型直流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）(b) 代替交流電源設備による復旧
全交流動力電源又は常設直流電源系統が喪失した場合の重大事故等対処
設備として，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備を使用する。
逃がし安全弁は，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備により所内蓄電式直流電源設備を受電し，作動に必要な直流電源が供給されることにより機能を復旧し，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
・可搬型代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）(3) 炉心損傷時における高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱の防止
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，炉心損傷時に原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧状態である場合において，高圧溶融物放出及び格納容器雰囲気直接加熱による原子炉格納容器の破損を防止するための重大事故等対処設備として，逃がし安全弁を使用する。
本系統は，「(1) b．手動による原子炉減圧」と同じである。
(4) インターフェイスシステム LOCA 発生時に用いる設備
インターフェイスシステム LOCA 発生時の重大事故等対処設備として，逃がし
安全弁，原子炉建屋ブローアウトパネル及び高圧炉心注水系注入隔離弁を使用する。
逃がし安全弁は，中央制御室からの手動操作によって作動させ，原子炉冷却材
圧力バウンダリを減圧させることで原子炉冷却材の漏えいを抑制できる設計とする。
原子炉建屋ブローアウトパネルは，高圧の原子炉冷却材が原子炉建屋原子炉区域へ漏えいして蒸気となり，原子炉建屋原子炉区域内の圧力が上昇した場合において，外気との差圧により自動的に開放し，原子炉建屋原子炉区域内の減圧及び3.3-4

環境改善ができる設計とする。
高圧炉心注水系注入隔離弁は，現場で弁を操作することにより原子炉冷却材の漏えい箇所を隔離できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・原子炉建屋ブローアウトパネル
・逃がし安全弁
・逃がし弁機能用アキュムレータ
・自動減圧機能用アキュムレータ
・所内蓄電式直流電源設備（3.14 電源設備）
・可搬型直流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
本系統の流路として，主蒸気系配管及びクエンチャを重大事故等対処設備として使用する。
なお，設計基準事故対処設備である高圧炉心注水系注入隔離弁を重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する。
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備の主要機器仕様を第 3.3－1
表に示す。
高圧炉心注水系注入隔離弁については，「3.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧
時に発電用原子炉を冷却するための設備」に記載する。
代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能），自動減圧系の起動阻止スイッチ及び高圧窒素ガスボンベについては，「3.3.1.2 重大事故等対処設備（計測制御系統施設）」に記載する。
非常用交流電源設備については，「3.14 電源設備」に記載する。
所内蓄電式直流電源設備，可搬型直流電源設備，常設代替交流電源設備及び可搬型代替交流電源設備については，「3.14 電源設備」に記載する。

3.3-5

3.3.1.1.1 多様性，位置的分散
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
逃がし安全弁，逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュムレー
タは，設計基準事故対処設備と重大事故等対処設備としての安全機能を兼ねる設備
であるが，想定される重大事故等時に必要となる個数に対して十分に余裕をもった個数を分散して設置する設計とする。
逃がし安全弁は，中央制御室からの手動操作又は代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）からの信号により作動することで，自動減圧機能による作動に対して多様性を有する設計とする。また，逃がし安全弁は，所内蓄電式直流電源設備及び可搬型直流電源設備からの給電により作動することで，非常用直流電源設備からの給電による作動に対して多様性を有する設計とする。代替自動減圧ロジック（代替
自動減圧機能）の多様性，位置的分散については「3.3.1.2 重大事故等対処設備（計測制御系統施設）」に記載し，所内蓄電式直流電源設備及び可搬型直流電源設
備の多様性，位置的分散については「3.14 電源設備」に記載する。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，共通要因によって同時に機能を損なわないよう，蓄電池（非常用）及び AM 用直流 125V 蓄電池に対して異なる種類の蓄電池を用いることで多様性を有する設計とする。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，原子炉建屋内の原子炉区域外及びコントロール
建屋と異なる区画の原子炉建屋内の原子炉区域外に分散して保管することで，コントロール建屋の蓄電池（非常用）及び原子炉建屋内の原子炉区域外の AM 用直流 125V
蓄電池と共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
3.3.1.1.2
悪影響防止
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
逃がし安全弁，逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュムレー
タは，設計基準事故対処設備として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処
設備として使用することにより，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，通常時は逃がし安全弁用可搬型蓄電池を接続先の系統と分離して保管し，重大事故等時に接続操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。逃がし
安全弁用可搬型蓄電池は，治具による固定等をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
AM 用切替装置（SRV）は，通常時は設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成とし，重大事故等時に遮断器操作等により重大事故等対処設備としての系
統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
原子炉建屋ブローアウトパネルは，他の設備と独立して作動することにより，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
また，原子炉建屋ブローアウトパネルは，開放動作により，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
3.3.1.1.3
容量等
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
逃がし安全弁は，設計基準事故対処設備の逃がし安全弁と兼用しており，設計3.3-6

基準事故対処設備としての弁吹出量が，想定される重大事故等時において，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するために必要な弁吹出量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
自動減圧機能用アキュムレータは，設計基準事故対処設備の逃がし安全弁の自動減圧機能用アキュムレータと兼用しており，設計基準事故対処設備としての自動減圧機能用アキュムレータの容量が，想定される重大事故等時において，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための逃がし安全弁の開動作に必要な供給窒素の容量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
逃がし弁機能用アキュムレータは，設計基準対象施設の逃がし安全弁の逃がし
弁機能用アキュムレータと兼用しており，設計基準対象施設としての逃がし弁機
能用アキュムレータの容量が，想定される重大事故等時において，原子炉冷却材
圧力バウンダリを減圧するための逃がし安全弁の開動作に必要な供給窒素の容量に対して十分であるため，設計基準対象施設と同仕様で設計する。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，想定される重大事故等時において，逃がし安全弁 2 個を一定期間にわたり連続して開状態を保持できる容量を有するものを 6号，7 号炉それぞれで 1 セット 1 個使用する。保有数は，6 号，7 号炉それぞれで1 セット 1 個に加えて，故障時及び保守点検による待機徐外時のバックアップ用として 1 個（6 号及び 7 号炉共用）の合計 3 個を保管する。
原子炉建屋ブローアウトパネルは，想定される重大事故等時において，原子炉
建屋原子炉区域内に漏えいした蒸気を原子炉建屋外に排気して，原子炉建屋原子炉区域内の減圧及び環境改善のために必要となる容量を有する設計とする。
3.3.1.1.4 環境条件等
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
逃がし安全弁は，想定される重大事故等時に確実に作動するように，原子炉格納容器内に設置し，制御用空気が喪失した場合に使用する高圧窒素ガス供給系の高圧
窒素ガスボンベの容量の設定も含めて，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
逃がし安全弁の操作は，想定される重大事故等時において中央制御室で可能な設計とする。
また，原子炉格納容器内へスプレイを行うことにより，逃がし安全弁近傍の格納容器温度を低下させることが可能な設計とする。
逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュムレータは，原子炉格
納容器内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，原子炉建屋内の原子炉区域外に保管及び設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池の常設設備との接続及び操作は，想定される重大事
故等時において，設置場所で可能な設計とする。
AM 用切替装置（SRV）は，中央制御室に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
AM 用切替装置（SRV）の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室
で可能な設計とする。
原子炉建屋ブローアウトパネルは，原子炉建屋原子炉区域と屋外との境界に設置
3.3-7

し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
3.3.1.1.5
操作性の確保基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
逃がし安全弁，逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュムレー
タは，想定される重大事故等時において，設計基準事故対処設備として使用する場
合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。
逃がし安全弁は，中央制御室の操作スイッチにより操作が可能な設計とする。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，想定される重大事故等時において，通常時の系
統構成から接続操作により速やかに切り替えられる設計とする。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，人力による運搬が可能な設計とし，屋内のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて固縛による固定等が可能な設計とする。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池の接続は，ボルト・ネジ接続とし，一般的に用いられる工具を用いて確実に接続することができる設計とする。
AM 用切替装置（SRV）は，想定される重大事故等時において，通常の系統構成か
ら遮断器操作等により速やかに切り替えられる設計とする。
AM 用切替装置（SRV）は，中央制御室にて操作が可能な設計とする。
原子炉建屋ブローアウトパネルは，想定される重大事故等時において，他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。
原子炉建屋ブローアウトパネルは，原子炉建屋原子炉区域内と外気との差圧により自動的に開放する設備とし，操作不要な設計とする。
3.3.1.1.6
試験検査
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
逃がし安全弁，逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュムレー
タは，発電用原子炉の停止中に機能・性能及び漏えいの有無の確認並びに外観の確認が可能な設計とする。また，逃がし安全弁は，発電用原子炉の停止中に分解が可能な設計とする。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，機能・性能及び外観の確認が可能な設計とする。
AM 用切替装置（SRV）は，発電用原子炉の停止中に，機能・性能及び外観の確認が可能な設計とする。
原子炉建屋ブローアウトパネルは，発電用原子炉の運転中又は停止中に，外観の確認が可能な設計とする。

3.3-8

第 3.3－1 表

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備の主要機器仕様(1) 逃がし安全弁
個
数
18
容
量
（安全弁機能）吹出圧力
弁個数 容量／個（吹出圧力×1.03 に(MPa[gage])
おいて）(t/h)
7.92
2
395
7.99
4
399
8.06
4
402
8.13
4
406
8.19
4
409
（逃がし弁機能）
吹出圧力
弁個数 容量／個（吹出圧力において）(MPa[gage])
(t/h)
7.51
1
363
7.58
1
367
7.64
4
370
7.71
4
373
7.78
4
377
7.85
4
380
(2) 逃がし弁機能用アキュムレータ
個
数
18
容
量
約 15L/個(3) 自動減圧機能用アキュムレータ
個
数
8
容
量
約 200L/個(4) 逃がし安全弁用可搬型蓄電池
型
式
リチウムイオン電池個
数
1（予備 1） ただし，予備は 6 号及び 7 号炉共用容量
約 2,100Wh
電
圧
135V
使用箇所
原子炉建屋地下 1 階
保管場所
原子炉建屋地下 1 階(5) AM 用切替装置（SRV）個数
1(6) 原子炉建屋ブローアウトパネル
個
数
1式
取付箇所
原子炉建屋地上 4 階

3.3-9原子炉格納容器

内側

外側
多重伝送現場盤
端子接続

逃がし安全弁用
可搬型蓄電池AM用切替装置

常設代替直流電源設備

常設代替交流電源設備

可搬型代替交流電源設備

逃がし安全弁
高圧窒素ガス供給系
窒素ガスボンベ（B）からNO
自動減圧機能用
アキュムレータ

逃がし弁機能用
アキュムレータMO

3.3-10原 子 炉 圧 力 容 器

MOMO
不活性ガス系から主蒸気系配管

MO

タービンへ

サプレッション・チェンバ

MOMO

高圧窒素ガス供給系
窒素ガスボンベ

高圧窒素ガス供給系
窒素ガスボンベ（A）

クエンチャ

第 3.3－1 図

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備系統概要図（原子炉減圧の自動化，手動による原子炉減圧，代替直流電源設備による復旧，代替交流電源設備による復旧）

原子炉格納容器
内側

外側

多重伝送現場盤
端子接続

逃がし安全弁用
可搬型蓄電池AM用切替装置

可搬型直流電源設備

逃がし安全弁
高圧窒素ガス供給系
窒素ガスボンベ（B）からNO
自動減圧機能用
アキュムレータ

逃がし弁機能用
アキュムレータMO

原 子 炉 圧 力 容 器

3.3-11

MO

MO
不活性ガス系から

主蒸気管

MO
タービンへ

サプレッション・チェンバ

MOMO

高圧窒素ガス供給系
窒素ガスボンベ

高圧窒素ガス供給系
窒素ガスボンベ（A）

クエンチャ

第 3.3－2 図 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備系統概要図（可搬型直流電源設備による逃がし安全弁の機能回復，逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁機能回復）

3.3.1.2 重大事故等対処設備（計測制御系統施設）
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，原子炉冷却材圧力バ
ウンダリが高圧時に炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するための設備として，逃がし安全弁を作動させる代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）及び高圧窒素ガス供給系を設ける。
逃がし安全弁については，「3.3.1.1 重大事故等対処設備（原子炉冷却系統施設）」に記載する。
(1) フロントライン系故障時に用いる設備
a. 原子炉減圧の自動化
自動減圧機能が喪失した場合の重大事故等対処設備として，代替自動減圧ロ
ジック（代替自動減圧機能）を使用する。
代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）は，原子炉水位低（レベル 1）
及び残留熱除去系ポンプ運転（低圧注水モード）の場合に，逃がし安全弁用電磁弁を作動させることにより，逃がし安全弁を強制的に開放し，原子炉冷却材
圧力バウンダリを減圧させることができる設計とする。18 個の逃がし安全弁のうち，4 個がこの機能を有している。
なお，原子炉緊急停止失敗時に自動減圧が作動すると，高圧炉心注水系及び低圧注水系から大量の冷水が注水され出力の急激な上昇につながるため，自動減圧系の起動阻止スイッチにより自動起動を阻止する。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）
・自動減圧系の起動阻止スイッチ
その他，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処
設備（設計基準拡張）として使用し，設計基準事故対処設備である逃がし安全
弁を重大事故等対処設備として使用する。
(2) サポート系故障時に用いる設備
a. 逃がし安全弁の作動に必要な窒素ガス喪失時の減圧
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，逃がし安全弁の機能回復のための重大事故等対処設備として，高圧窒素ガス供給系を使用する。
高圧窒素ガス供給系は，逃がし安全弁の作動に必要な逃がし弁機能用アキュ
ムレータ及び自動減圧機能用アキュムレータの充填圧力が喪失した場合において，逃がし安全弁の作動に必要な窒素ガスを供給できる設計とする。
なお，高圧窒素ガスボンベの圧力が低下した場合は，現場で高圧窒素ガスボ
ンベの切替え及び取替えが可能な設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・高圧窒素ガスボンベ
本系統の流路として，高圧窒素ガス供給系の配管及び弁並びに逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュムレータを重大事故等対処設備として使用する。
その他，設計基準事故対処設備である逃がし安全弁を重大事故等対処設備として使用する。

3.3-12

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備の主要機器仕様を第 3.3－2
表に示す。
非常用交流電源設備については，「3.14 電源設備」に記載する。

3.3-133.3.1.2.1 多様性，位置的分散
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）は，自動減圧系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，論理回路をアナログ回路で構築することで，ディジタル回路で構築する自動減圧系に対して多様性を有する設計とする。
代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）は，他の設備と電気的に分離することで，共通要因によって同時に機能を損なわない設計とする。
代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）は，自動減圧系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，自動減圧系の制御盤と位置的分散を図る設計とする。
高圧窒素ガスボンベは，予備のボンベも含めて，原子炉建屋の原子炉区域外に分散して保管及び設置することで，原子炉格納容器内の自動減圧機能用アキュムレー
タ及び逃がし弁機能用アキュムレータと共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
3.3.1.2.2
悪影響防止
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）の論理回路は，自動減圧系とは別の制御盤に収納することで，自動減圧系に悪影響を及ぼさない設計とする。
代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）は，原子炉水位低（レベル 1）及び残留熱除去系ポンプ吐出圧力高の検出器からの入力信号並びに論理回路からの逃がし安全弁用電磁弁制御信号を自動減圧系と共用するが，自動減圧系と電気的な隔離装置を用いて信号を分離することで，自動減圧系に悪影響を及ぼさない設計とする。
代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）は，他の設備と電気的に分離することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
高圧窒素ガス供給系は，通常時は弁により他の系統と隔離し，弁操作等により重大事
故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
3.3.1.2.3
容量等
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）は，想定される重大事故等時において，炉心の著しい損傷を防止するために作動する回路であることから，炉心が露出しないように有効燃料棒頂部より高い設定として，原子炉水位低（レベル 1）の信号の計器誤差を考慮して確実に作動する設計とする。また，逃がし安全弁が作動す
ると冷却材が放出され，その補給に残留熱除去系による注水が必要であることから，
原子炉水位低（レベル 1）及び残留熱除去系ポンプ運転（低圧注水モード）の場合に作動する設計とする。
高圧窒素ガス供給系の高圧窒素ガスボンベは想定される重大事故等時において，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，逃がし安全弁を作動させ，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧させるために必要となる容量を有するものを 1 セット 5 本使用する。保有数は，1 セット 5 本に加えて，故障時及び保守点
検による待機除外時のバックアップ用として 20 本の合計 25 本を保管する。

3.3-14

3.3.1.2.4
環境条件等
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）は，中央制御室及び原子炉建屋原子炉区域内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
自動減圧系の起動阻止スイッチは，中央制御室に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。自動減圧系の起動阻止スイッチの操作
は，中央制御室で可能な設計とする。
高圧窒素ガス供給系は，想定される重大事故等時において，原子炉格納容器の圧力が設計圧力の 2 倍となった場合においても逃がし安全弁を確実に作動できるよう，供給圧力を設定する。
高圧窒素ガス供給系の高圧窒素ガスボンベは，原子炉建屋の原子炉区域外に保管及び設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
高圧窒素ガスボンベの予備との取替え及び常設設備との接続は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。
3.3.1.2.5
操作性の確保基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）は，想定される重大事故等時において，他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）は，原子炉水位低（レベル 1）及び残留熱除去系ポンプ運転（低圧注水モード）の場合に，4 個の逃がし安全弁を確実に作動させる設計とする
ことで，操作が不要な設計とする。なお，原子炉水位低（レベル 1）の検出器は多重化し，作動回路のトリップチャンネルは「2 out of 3」論理とし，信頼性の向上を図った設計とする。
自動減圧系の起動阻止スイッチは，想定される重大事故等時において，中央制御室にて操作が可能な設計とする。
高圧窒素ガス供給系は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から接続，弁操作等により速やかに切り替えられる設計とし，系統構成に必要な弁は，設置場所での手動操作が可能な設計とする。
高圧窒素ガス供給系の高圧窒素ガスボンベは，人力による運搬が可能な設計とし，屋内のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて固縛による固定等が可能な設計とする。
高圧窒素ガスボンベを接続する接続口については，簡便な接続とし，一般的に用いられる工具を用いて確実に接続することができる設計とする。
3.3.1.2.6
試験検査
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）は，発電用原子炉の停止中に機能・性能確認として，模擬入力による論理回路の動作確認（阻止スイッチの機能確認を含む），校正及び設定値確認が可能な設計とする。
高圧窒素ガス供給系は，発電用原子炉の停止中に機能・性能の確認として，系統の供給圧力の確認及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
また，高圧窒素ガス供給系の高圧窒素ガスボンベは，発電用原子炉の運転中又は3.3-15

停止中に規定圧力の確認及び外観の確認が可能な設計とする。

3.3-16

第 3.3－2 表仕様

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備の主要機器(1) 高圧窒素ガスボンベ個
数5（予備 20）
容量
約 47L/本充填圧力
約 15MPa[gage]
使用箇所
原子炉建屋地上 4 階
保管場所
原子炉建屋地上 4 階

3.3-17

凡例

2/3

2 out of 3 論理

A系ロジック
SA-ADS(A)起動
信号リセットADS(A)/SA-ADS(A)
自動起動阻止
KOS

OR 論理

阻止
通常

AND 論理原子炉水位低(ﾚﾍﾞﾙ1)

区分Ⅰ
区分Ⅱ

2/3

(WO)
(WO)

T.D.

区分Ⅲ

残留熱除去系ポンプ吐出圧力高

(WO)

信号阻止

ADS

自動減圧系

SA-ADS

代替自動減圧機能

3.3-18TD

タイマー （10分）

A

ND

常時無励磁

B

KOS

キースイッチ

C

ND

A系と同様

ND

ND

B系ロジックＳＲＶアクチュエータ

SV-C SV-B SV-A

逃がし安全弁（ADS機能付き（8弁））
A, C, F, H
L, N, T, R
：代替自動減圧機能（4弁）

逃がし安全弁用電磁弁

第 3.3－3 図

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備説明図（原子炉減圧の自動化）

原子炉格納容器
内側

外側

多重伝送現場盤
端子接続

逃がし安全弁用
可搬型蓄電池AM用切替装置

可搬型直流電源設備

逃がし安全弁
高圧窒素ガス供給系
窒素ガスボンベ（B）からNO
逃がし弁機能用
アキュムレータMO

原 子 炉 圧 力 容 器

3.3-19自動減圧機能用
アキュムレータ

MO

MO
不活性ガス系から主蒸気系配管
タービンへ

MO
MO

MO

サプレッション・チェンバへ

高圧窒素ガス供給系
窒素ガスボンベ

第 3.3－4 図 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備系統概要図（逃がし安全弁の作動に必要な窒素ガス喪失時の減圧）

高圧窒素ガス供給系
窒素ガスボンベ（A）

3.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備【47 条】【設置許可基準規則】（原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備）
第四十七条 発電用原子炉施設には，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した
場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，発電用原子炉を冷却するために必要な設備を設けなければならない。
（解釈）
１ 第４７条に規定する「炉心の著しい損傷」を「防止するため，発電用原子炉を冷却するために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
（１）重大事故防止設備ａ）可搬型重大事故防止設備を配備すること。
ｂ）炉心の著しい損傷に至るまでの時間的余裕のない場合に対応するため，常設重大事故防止設備を設置すること。
ｃ）上記ａ）及びｂ）の重大事故防止設備は，設計基準事故対処設備に対して，多様性及び独立性を有し，位置的分散を図ること。

3.4-1

3.4.1 適合方針
原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原
子炉格納容器の破損を防止するため，発電用原子炉を冷却するために必要な重大事
故等対処設備を設置及び保管する。
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備の系
統概要図を第 3.4－1 図から第 3.4－4 図に示す。
また，想定される重大事故等時において，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水モード）及び残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）が使用できる場合は，重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する。
3.4.1.1 重大事故等対処設備
原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備のうち，発電用原子炉を冷却し，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するための設備として，低圧代替注水系（可搬型）を設ける。また，炉心の著しい損傷に至るまでの時間的余裕のない場合に対応するため，低圧代替注水系（常設）を設ける。
(1) 原子炉運転中の場合に用いる設備
a. フロントライン系故障時に用いる設備(a) 低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却残留熱除去系（低圧注水モード）の機能が喪失した場合の重大事故等対処
設備として，低圧代替注水系（常設）を使用する。
低圧代替注水系（常設）は，復水移送ポンプ，配管・弁類，計測制御装置
等で構成し，復水移送ポンプにより，復水貯蔵槽の水を残留熱除去系等を経由して原子炉圧力容器へ注水することで炉心を冷却できる設計とする。
低圧代替注水系（常設）は，非常用交流電源設備に加えて，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・復水移送ポンプ
・復水貯蔵槽（3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
・可搬型代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
・代替所内電気設備（3.14 電源設備）
本系統の流路として，復水補給水系及び高圧炉心注水系の配管及び弁並びに残留熱除去系及び給水系の配管，弁及びスパージャを重大事故等対処設備として使用する。
その他，設計基準対象施設である原子炉圧力容器を重大事故等対処設備として使用し，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する。
(b) 低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却残留熱除去系（低圧注水モード）の機能が喪失した場合の重大事故等対処
設備として，低圧代替注水系（可搬型）を使用する。
3.4-2

低圧代替注水系（可搬型）は，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），配管・ホース・弁類，計測制御装置等で構成し，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）により，代替淡水源の水を残留熱除去系等を経由して原子炉圧力容器に注水することで炉心を冷却できる設計とする。
低圧代替注水系（可搬型）は，代替淡水源が枯渇した場合において，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である大容量送水車（海水取水用）
により海を利用できる設計とする。
低圧代替注水系（可搬型）は，非常用交流電源設備に加えて，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。また，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，ディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。燃料は，燃料補給設備である軽油タンク及びタンクローリ（4kL）により補給できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（6 号及び 7 号炉共用）
・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
・可搬型代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
・代替所内電気設備（3.14 電源設備）
・燃料補給設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
本系統の流路として，復水補給水系の配管及び弁，残留熱除去系及び給水系の配管，弁及びスパージャ並びにホースを重大事故等対処設備として使用する。
その他，設計基準対象施設である原子炉圧力容器を重大事故等対処設備として使用し，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する。
b. サポート系故障時に用いる設備(a) 低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却
全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（低圧注水モード）が起動できない場合の重大事故等対処設備として使用する低圧代替注水系（常設）は，「(1)a.(a) 低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却」と同じである。
(b) 低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却
全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（低圧注水モード）が起動できない場合の重大事故等対処設備として使用する低圧代替注水系（可搬型）は，「(1)a.(b) 低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却」と同じである。
(c) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（低圧注水モード）の復旧
全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（低圧注水モード）が起動できない場合の重大事故等対処設備として，常設代替交流電源設備を使用し，残留熱除去系（低圧注水モード）を復旧する。
残留熱除去系（低圧注水モード）は，常設代替交流電源設備からの給電により機能を復旧し，残留熱除去系ポンプによりサプレッション・チェンバのプール水を原子炉圧力容器へ注水することで炉心を冷却できる設計とする。
本系統に使用する冷却水は，原子炉補機冷却系又は代替原子炉補機冷却系から供給できる設計とする。
3.4-3

主要な設備は，以下のとおりとする。
・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
・代替原子炉補機冷却系（6 号及び 7 号炉共用）（3.5 最終ヒートシンク
へ熱を輸送するための設備）
その他，設計基準対象施設である原子炉圧力容器を重大事故等対処設備として使用し，設計基準事故対処設備である残留熱除去系及び原子炉補機冷却系を重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する。
c. 溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合に用いる設備(a) 低圧代替注水系（常設）による残留溶融炉心の冷却
炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，原子炉圧力容器内に溶融炉心が存在する場合に，溶融炉心を冷却し，原子炉格納容器の破損を防止するための重大事故等対処設備として，低圧代替注水系（常設）を使用する。
低圧代替注水系（常設）は，復水移送ポンプ，配管・弁類，計測制御装置
等で構成し，復水移送ポンプにより，復水貯蔵槽の水を残留熱除去系等を経由して原子炉圧力容器へ注水することで原子炉圧力容器内に存在する溶融炉心を冷却できる設計とする。
低圧代替注水系（常設）は，非常用交流電源設備に加えて，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
本系統の詳細については，「(1)a.(a) 低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却」に記載する。
(b) 低圧代替注水系（可搬型）による残留溶融炉心の冷却
炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，原子炉圧力容器内に溶融炉心が存在する場合に，溶融炉心を冷却し，原子炉格納容器の破損を防止するための重大事故等対処設備として，低圧代替注水系（可搬型）を使用する。
低圧代替注水系（可搬型）は，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），配管・ホース・弁類，計測制御装置等で構成し，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）により，代替淡水源の水を残留熱除去系等を経由して原子炉圧力容器に注水することで原子炉圧力容器内に存在する溶融炉心を冷却できる設計とする。
低圧代替注水系（可搬型）は，代替淡水源が枯渇した場合において，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である大容量送水車（海水取水用）
からの送水により海水を利用できる設計とする。
低圧代替注水系（可搬型）は，非常用交流電源設備に加えて，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。また，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，ディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。燃料は，燃料補給設備である軽油タンク及びタンクローリ（4kL）により補給できる設計とする。
本系統の詳細については，「(1)a.(b) 低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却」に記載する。
(2) 原子炉停止中の場合に用いる設備
a. フロントライン系故障時に用いる設備(a) 低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却原子炉停止中において残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）の機能が3.4-4

喪失した場合の重大事故等対処設備として使用する低圧代替注水系（常設）は，「(1)a.(a) 低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却」と同じである。
(b) 低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却原子炉停止中において残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）の機能が喪失した場合の重大事故等対処設備として使用する低圧代替注水系（可搬型）は，「(1)a.(b) 低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却」と同じである。
b. サポート系故障時に用いる設備(a) 低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却原子炉停止中において全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）が起動できない場合の重大事故等対処設備として使用する低圧代替注水系（常設）は，「(1)a.(a) 低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却」と同じである。
(b) 低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却原子炉停止中において全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）が起動できない場合の重大事故等対処設備として使用する低圧代替注水系（可搬型）は，「(1)a.(b) 低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却」と同じである。
(c) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）の復旧
原子炉停止中において全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）が起動できない場合の重大事故等対処設備として，常設
代替交流電源設備を使用し，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）を復旧する。
残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）は，常設代替交流電源設備からの給電により機能を復旧し，冷却材を原子炉圧力容器から残留熱除去系ポン
プ及び熱交換器を経由して原子炉圧力容器に戻すことにより炉心を冷却できる設計とする。
本系統に使用する冷却水は原子炉補機冷却系又は代替原子炉補機冷却系から供給できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
・代替原子炉補機冷却系（6 号及び 7 号炉共用）（3.5 最終ヒートシンク
へ熱を輸送するための設備）
その他，設計基準対象施設である原子炉圧力容器を重大事故等対処設備として使用し，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード)及び原子炉補機冷却系を重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する。
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備の主要機器仕様を第 3.4－1 表に示す。
原子炉圧力容器については，「3.20 原子炉圧力容器」に記載する。
残留熱除去系については，「3.4.1.2.1 残留熱除去系」に記載する。
3.4-5

大容量送水車（海水取水用），復水貯蔵槽及びサプレッション・チェンバについては，「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備」に記載する。
原子炉補機冷却系及び代替原子炉補機冷却系については，「3.5 最終ヒートシ
ンクへ熱を輸送するための設備」に記載する。
非常用交流電源設備，常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，代替所
内電気設備及び燃料補給設備については，「3.14 電源設備」に記載する。

3.4-6

3.4.1.1.1 多様性及び独立性，位置的分散
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
低圧代替注水系（常設）は，残留熱除去系（低圧注水モード）と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，復水移送ポンプを代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電により駆動すること
で，非常用所内電気設備を経由した非常用交流電源設備からの給電により駆動する
残留熱除去系ポンプを用いた残留熱除去系（低圧注水モード）に対して多様性を有する設計とする。
低圧代替注水系（常設）の電動弁は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流
電源設備若しくは可搬型代替交流電源設備からの給電による遠隔操作を可能とす
ること，又はハンドルを設けて手動操作を可能とすることで，非常用所内電気設備を経由した非常用交流電源設備からの給電による遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。
また，低圧代替注水系（常設）は，復水貯蔵槽を水源とすることで，サプレッション・チェンバを水源とする残留熱除去系（低圧注水モード）に対して異なる水源を有する設計とする。
復水移送ポンプ及び復水貯蔵槽は，廃棄物処理建屋内に設置することで，原子炉建屋内の残留熱除去系ポンプ及びサプレッション・チェンバと共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
低圧代替注水系（可搬型）は，残留熱除去系（低圧注水モード）及び低圧代替注
水系（常設）と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）をディーゼルエンジンにより駆動することで，電動機駆動ポンプにより構成される残留熱除去系（低圧注水モード）及び低圧代替注水系（常設）に対して多様性を有する設計とする。
低圧代替注水系（可搬型）の電動弁は，代替所内電気設備を経由した常設代替交
流電源設備若しくは可搬型代替交流電源設備からの給電による遠隔操作を可能とすること，又はハンドルを設けて手動操作を可能とすることで，非常用所内電気設
備を経由した非常用交流電源設備からの給電による遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。
また，低圧代替注水系（可搬型）は，代替淡水源を水源とすることで，サプレッ
ション・チェンバを水源とする残留熱除去系（低圧注水モード）及び復水貯蔵槽を水源とする低圧代替注水系（常設）に対して異なる水源を有する設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，原子炉建屋及び廃棄物処理建屋から離れた
屋外に分散して保管することで，原子炉建屋内の残留熱除去系ポンプ及び廃棄物処
理建屋内の復水移送ポンプと共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置
的分散を図る設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の接続口は，共通要因によって接続できなくなることを防止するため，位置的分散を図った複数箇所に設置する設計とする。
低圧代替注水系（常設）及び低圧代替注水系（可搬型）は，残留熱除去系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，水源から残留熱除去系配管との合流点
までの系統について，残留熱除去系に対して独立性を有する設計とする。
これらの多様性及び系統の独立性並びに位置的分散によって，低圧代替注水系（常設）及び低圧代替注水系（可搬型）は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水モード）に対して重大事故等対処設備としての独立性を有する設計
3.4-7

とする。
電源設備の多様性及び独立性，位置的分散については「3.14する。

電源設備」に記載

3.4.1.1.2 悪影響防止
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
低圧代替注水系（常設）は，通常時は弁により他の系統と隔離し，重大事故等時に弁操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
低圧代替注水系（可搬型）は，通常時は可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を接続先の系統と分離して保管し，重大事故等時に接続，弁操作等により重大事故等対処
設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
また，放射性物質を含む系統と含まない系統を区分するため，通常時に接続口を弁により隔離する設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，治具や輪留めによる固定等をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，飛散物となって他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
3.4.1.1.3 容量等
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
低圧代替注水系（常設）の復水移送ポンプは，設計基準対象施設の復水補給水系と兼用しており，設計基準対象施設としての復水移送ポンプ 2 台におけるポンプ流量が，想定される重大事故等時において，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するために必要な注水流量に対して十分であるため，設計基準対象施設と同仕様で設計する。
低圧代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，想定される重大事故等時において，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するために必要な注水流量を有するものを 1 セット 4 台使用する。保有数は，6 号及び 7 号
炉共用で 4 セット 16 台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 台（6 号及び 7 号炉共用）の合計 17 台を保管する。
また，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，想定される重大事故等時において，低圧代替注水系（可搬型）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）として同時に使用するため，各系統の必要な流量を同時に確保できる容量を有する設計とする。
3.4.1.1.4 環境条件等
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
低圧代替注水系（常設）の復水移送ポンプは，廃棄物処理建屋内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
復水移送ポンプの操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室で可能な設計とする。
低圧代替注水系（常設）の系統構成に必要な弁の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室若しくは離れた場所から遠隔で可能な設計又は設置場所で3.4-8

可能な設計とする。
また，低圧代替注水系（常設）は，淡水だけでなく海水も使用できるが，可能な限り淡水を優先し，海水通水を短期間とすることで，設備への影響を考慮する。
低圧代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，屋外に保管及び設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の常設設備との接続及び操作は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。
低圧代替注水系（可搬型）の系統構成に必要な弁の操作は，想定される重大事故
等時において，中央制御室若しくは離れた場所から遠隔で可能な設計又は設置場所で可能な設計とする。
また，低圧代替注水系（可搬型）は，淡水だけでなく海水も使用するが，可能な限り淡水を優先し，海水通水を短期間とすることで，設備への影響を考慮する。
3.4.1.1.5 操作性の確保
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
低圧代替注水系（常設）は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。
低圧代替注水系（常設）の復水移送ポンプは，中央制御室の操作スイッチにより操作が可能な設計とし，系統構成に必要な弁は，中央制御室若しくは離れた場所での操作スイッチによる操作又は設置場所での手動操作が可能な設計とする。
低圧代替注水系（可搬型）は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から接続，弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。
低圧代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，付属の操作ス
イッチにより，設置場所での操作が可能な設計とし，系統構成に必要な弁は，中央制御室若しくは離れた場所での操作スイッチによる操作又は設置場所での手動操作が可能な設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，車両として屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を接続する接続口については，簡便な接続とし，接続治具を用いてホースを確実に接続することができる設計とする。また，6 号及び 7 号炉が相互に使用することができるよう，接続口の口径を統一する設計とする。
3.4.1.1.6 試験検査
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
低圧代替注水系（常設）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び漏えいの有無の確認並びに弁の開閉動作の確認が可能な設計とする。
また，低圧代替注水系（常設）の復水移送ポンプは，発電用原子炉の停止中に分解及び外観の確認が可能な設計とする。
低圧代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，独立して機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とするとともに，分解又は取替えが可能な設計とする。
また，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，車両として運転状態の確認及び外観の確認が可能な設計とする。
3.4-9

第 3.4－1 表 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備の主要機器仕様(1) 低圧代替注水系（常設）
a. 復水移送ポンプ兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備
台
数
2（予備 1）
容量
約 125m3/h/台
全 揚 程
約 85m
(2) 低圧代替注水系（可搬型）
a. 可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（6 号及び 7 号炉共用）
第 3.11－1 表 使用済燃料プールの冷却等のための設備の主要機器仕様に記載する。

3.4-10ドライウェル
MO
MO

原 子 炉
格納容器

MO

MO
原
子
炉

NO

MO

NO

MO

MO

圧

給水系から

力

燃料プール
冷却浄化系へAO

容器
MO

原子炉冷却材
浄化系へ

燃料プール
冷却浄化系へ

AO

MO

MO
MO
MO

MO

MO
復 水
貯蔵槽

MO

MO

MO

復水移送ポンプMOMO
サプレッション・チェンバ

MO

燃料プール
冷却浄化系へMOMO

3.4-11MO
燃料プール
冷却浄化系から

MO

MO

MO

MO

MO

MO

タービン建屋
各負荷へ

MO
燃料プール
冷却浄化系からMO

燃料プール
冷却浄化系から可搬型代替注水ポンプ（A-2級）
残留熱除去系ポンプ(B)

残留熱除去系ポンプ(A)

残留熱除去系ポンプ(C)

防火水槽
又は
淡水貯水池

MO
MO

MO

MO

原
子
炉
補
機
冷
却
系

残
留
熱
除
去
（B） 系
熱
交
換
器

MO

MO

第 3.4－1 図(1)

残
留
熱
除
去
系 （A）
熱
交
換
器

MO

MO
原
子
炉
補
機
冷
却
系

残
留
熱
除
去
系 （C）
熱
交
換
器

MO
原
子
炉
補
機
冷
却
系

大容量送水車（海水取水用）海
屋内

屋外

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備系統概要図（低圧代替注水系（常設））（6 号炉）

ドライウェル
MO
MO

原 子 炉
格納容器

MO

MO
原

NO

MO

NO

子
炉

MO

MO

圧

給水系から

力

燃料プール
冷却浄化系へAO

容器
MO

原子炉冷却材
浄化系へ

燃料プール
冷却浄化系へ

AO

MO

MO
MO
MO

MO

MO
復 水
貯蔵槽

MO

MO

MO

復水移送ポンプMOMO
サプレッション・チェンバ

MO

燃料プール
冷却浄化系へMOMO

3.4-12MO
燃料プール
冷却浄化系から

MO

MO

MO

MO

MO

MO

タービン建屋
各負荷へ

MO
燃料プール
冷却浄化系からMO

燃料プール
冷却浄化系から可搬型代替注水ポンプ（A-2級）
残留熱除去系ポンプ(B)

残留熱除去系ポンプ(A)

残留熱除去系ポンプ(C)

防火水槽
又は
淡水貯水池

MO
MO

MO
原
子
炉
補
機
冷
却
系

MO

残
留
熱
除
去
（B） 系
熱
交
換
器

残
留
熱
除
去
系 （A）
熱
交
換
器

MO

MO
原
子
炉
補
機
冷
却
系

残
留
熱
除
去
系 （C）
熱
交
換
器

MO
大容量送水車（海水取水用）

原
子
炉
補
機
冷
却
系

海

屋内

屋外

MO

第 3.4－1 図(2)原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備系統概要図（低圧代替注水系（常設））（7 号炉）

ドライウェル
MO
MO

原 子 炉
格納容器

MO

MO
原
子
炉

NO

MO

NO

MO

MO

圧

給水系から

力

燃料プール
冷却浄化系へAO

容器
MO

原子炉冷却材
浄化系へ

燃料プール
冷却浄化系へ

AO

MO

MO
MO
MO

MO

MO
復 水
貯蔵槽

MO

MO

MO

復水移送ポンプMOMO
サプレッション・チェンバ

MO

燃料プール
冷却浄化系へMOMO

3.4-13

MO
燃料プール
冷却浄化系から

MO

MO

MO

MO

MO

MO

タービン建屋
各負荷へ

MO
燃料プール
冷却浄化系からMO

燃料プール
冷却浄化系から可搬型代替注水ポンプ（A-2級）
残留熱除去系ポンプ(B)

残留熱除去系ポンプ(A)

残留熱除去系ポンプ(C)

防火水槽
又は
淡水貯水池

MO
MO

MO
原
子
炉
補
機
冷
却
系

MO

MO

残
留
熱
除
去
（B） 系
熱
交
換
器

残
留
熱
除
去
系 （A）
熱
交
換
器

MO

MO
原
子
炉
補
機
冷
却
系

残
留
熱
除
去
系 （C）
熱
交
換
器

MO
大容量送水車（海水取水用）

原
子
炉
補
機
冷
却
系

海

屋内

屋外

MO

第 3.4－2 図(1)

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備系統概要図（低圧代替注水系（可搬型））（6 号炉）

ドライウェル
MO
MO

原 子 炉
格納容器
MO

MO

MO
原
子
炉

NO

MO

NO

MO

圧

給水系から

力

燃料プール
冷却浄化系へ

AO

容

MO
MO

MO

MO
復 水
貯蔵槽

MO

MO

MO

MO

復水移送ポンプ
MO

MO

MO

原子炉冷却材
浄化系へ

燃料プール
冷却浄化系へAO

器

MO
サプレッション・チェンバ
MO

燃料プール
冷却浄化系へMOMO

3.4-14

MO
燃料プール
冷却浄化系から

MO

MO

MO

MO

MO

MO

タービン建屋
各負荷へ

MO
燃料プール
冷却浄化系からMO

燃料プール
冷却浄化系から可搬型代替注水ポンプ（A-2級）
残留熱除去系ポンプ(B)

残留熱除去系ポンプ(A)

残留熱除去系ポンプ(C)

防火水槽
又は
淡水貯水池

MO
MO

MO
原
子
炉
補
機
冷
却
系

MO

残
留
熱
除
去
（B） 系
熱
交
換
器

残
留
熱
除
去
系 （A）
熱
交
換
器

MO

MO
原
子
炉
補
機
冷
却
系

残
留
熱
除
去
系 （C）
熱
交
換
器

MO
大容量送水車（海水取水用）

原
子
炉
補
機
冷
却
系

海
屋内

屋外

MO

第 3.4－2 図(2)原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備系統概要図（低圧代替注水系（可搬型））（7 号炉）

ドライウェル
MO
MO

原 子 炉
格納容器

MO

MO
原
子

NO

MO

NO

MO

MO

炉
圧
力

燃料プール
冷却浄化系へ

給水系から
AO

容
器
MO

原子炉冷却材
浄化系へ

燃料プール
冷却浄化系へ

AO

MO

MO
MO
MO

MO

MO
復 水
貯蔵槽

MO

MO

MO

復水移送ポンプMOMO
サプレッション・チェンバ
MO

燃料プール
冷却浄化系へMOMO

3.4-15MO
燃料プール
冷却浄化系から

MO

MO

MO

MO

MO

MO

タービン建屋
各負荷へ

MO
燃料プール
冷却浄化系からMO

燃料プール
冷却浄化系から可搬型代替注水ポンプ（A-2級）
残留熱除去系ポンプ(B)

残留熱除去系ポンプ(A)

残留熱除去系ポンプ(C)

防火水槽
又は
淡水貯水池

MO
MO

MO
原
子
炉
補
機
冷
却
系

MO

MO

残
留
熱
除
去
（B） 系
熱
交
換
器

残
留
熱
除
去
系 （A）
熱
交
換
器

MO

MO
原
子
炉
補
機
冷
却
系

残
留
熱
除
去
系 （C）
熱
交
換
器

MO
大容量送水車（海水取水用）

原
子
炉
補
機
冷
却
系

海
屋内

屋外

MO

第 3.4－3 図(1)

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備系統概要図（代替交流電源設備を用いた低圧注水系の復旧）（6 号炉）

ドライウェル
MO
MO

原 子 炉
格納容器

MO

MO
原

NO

MO

NO

子
炉
圧
力

燃料プール
冷却浄化系へ
MO

MO

給水系から
AO

容
器

原子炉冷却材
浄化系へ

MO

燃料プール
冷却浄化系へ

AO

MO

MO
MO
MO

MO

MO
復 水
貯蔵槽

MO

MO

MO

復水移送ポンプMOMO
サプレッション・チェンバ
MO

燃料プール
冷却浄化系へMOMO

3.4-16

MO

MO

燃料プール
冷却浄化系から

MO

MO

MO

MO

MO

タービン建屋
各負荷へ

MO
燃料プール
冷却浄化系からMO

燃料プール
冷却浄化系から可搬型代替注水ポンプ（A-2級）
残留熱除去系ポンプ(B)

残留熱除去系ポンプ(A)

残留熱除去系ポンプ(C)

防火水槽
又は
淡水貯水池

MO
MO

MO
原
子
炉
補
機
冷
却
系

MO

残
留
熱
除
去
（B） 系
熱
交
換
器

残
留
熱
除
去
系 （A）
熱
交
換
器

MO

MO
原
子
炉
補
機
冷
却
系

残
留
熱
除
去
系 （C）
熱
交
換
器

MO
大容量送水車（海水取水用）

原
子
炉
補
機
冷
却
系

海
屋内

屋外

MO

第 3.4－3 図(2)原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備系統概要図（代替交流電源設備を用いた低圧注水系の復旧）（7 号炉）

ドライウェル
MO
MO

原 子 炉
格納容器

MO

MO
原
子
炉

NO

MO

NO

圧
力

燃料プール
冷却浄化系へ
MO

MO

給水系から
AO

容
器

原子炉冷却材
浄化系へ

MO

燃料プール
冷却浄化系へ

AO

MO

MO
MO
MO

MO

MO
復 水
貯蔵槽

MO

MO

MO

復水移送ポンプMOMO
サプレッション・チェンバ
MO

燃料プール
冷却浄化系へMOMO

3.4-17

MO
燃料プール
冷却浄化系から

MO

MO

MO

MO

MO

MO

タービン建屋
各負荷へ

MO
燃料プール
冷却浄化系からMO

燃料プール
冷却浄化系から可搬型代替注水ポンプ（A-2級）
残留熱除去系ポンプ(B)

残留熱除去系ポンプ(A)

残留熱除去系ポンプ(C)

防火水槽
又は
淡水貯水池

MO
MO

MO
原
子
炉
補
機
冷
却
系

MO

MO

残
留
熱
除
去
（B） 系
熱
交
換
器

残
留
熱
除
去
系 （A）
熱
交
換
器

MO

MO
原
子
炉
補
機
冷
却
系

残
留
熱
除
去
系 （C）
熱
交
換
器

MO
大容量送水車（海水取水用）

原
子
炉
補
機
冷
却
系

海
屋内

屋外

MO

第 3.4－4 図(1)

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備系統概要図（代替電源設備を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）の復旧）（6 号炉）

ドライウェル
MO
MO

原 子 炉
格納容器

MO

MO
原

NO

MO

NO

子
炉
圧
力

燃料プール
冷却浄化系へ
MO

MO

給水系から
AO

容
器

原子炉冷却材
浄化系へ

MO

燃料プール
冷却浄化系へ

AO

MO

MO
MO
MO

MO

MO
復 水
貯蔵槽

MO

MO

MO

復水移送ポンプMOMO
サプレッション・チェンバ
MO

燃料プール
冷却浄化系へMOMO

3.4-18MO
燃料プール
冷却浄化系から

MO

MO

MO

MO

MO

MO

タービン建屋
各負荷へ

MO
燃料プール
冷却浄化系からMO

燃料プール
冷却浄化系から可搬型代替注水ポンプ（A-2級）
残留熱除去系ポンプ(B)

残留熱除去系ポンプ(A)

残留熱除去系ポンプ(C)

防火水槽
または
淡水貯水池

MO
MO

MO
原
子
炉
補
機
冷
却
系

MO

残
留
熱
除
去
（B） 系
熱
交
換
器

残
留
熱
除
去
系 （A）
熱
交
換
器

MO

MO
原
子
炉
補
機
冷
却
系

残
留
熱
除
去
系 （C）
熱
交
換
器

MO
大容量送水車（海水取水用）

原
子
炉
補
機
冷
却
系

海
屋内

屋外

MO

第 3.4－4 図(2)原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備系統概要図（代替電源設備を用いた残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）の復旧）（7 号炉）

3.4.1.2 重大事故等対処設備（設計基準拡張）
3.4.1.2.1 残留熱除去系
残留熱除去系の低圧注水モード及び原子炉停止時冷却モードは，想定される重大事故等時において，重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する。
残留熱除去系は，「2.3 重大事故等対処設備に関する基本方針」のうち，多様性，位置的分散等を除く設計方針を適用して設計を行う。
残留熱除去系主要機器仕様を第 3.4－2 表に，系統概要図を第 3.4－5 図及び第 3.4－6 図に示す。
3.4.1.2.1.1
悪影響防止
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
残留熱除去系の低圧注水モード及び原子炉停止時冷却モードは，設計基準事故対処設備として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
3.4.1.2.1.2
容量等
基本方針につては，「2.3.2 容量等」に示す。
残留熱除去系ポンプ及び残留熱除去系熱交換器は，設計基準事故時の非常用炉心冷却機能と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合の容量が，重大事故等の収束に必要な容量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
3.4.1.2.1.3
環境条件等
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
残留熱除去系ポンプ及び残留熱除去系熱交換器は，原子炉建屋原子炉区域内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。残留熱除去系の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室で可能な設計とする。
3.4.1.2.1.4
操作性の確保基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
残留熱除去系は，想定される重大事故等時において，設計基準事故対処設備として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する。残留熱除去系は，中央制御室の操作スイッチにより操作が可能な設計とする。
3.4.1.2.1.5
試験検査
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
残留熱除去系は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び漏えいの有
無の確認が可能な設計とする。また，残留熱除去系ポンプ及び残留熱除去系熱交換器は，発電用原子炉の停止中に分解及び外観の確認が可能な設計とする。

3.4-19

第 3.4－2 表
(1) ポ

ン
台
容

プ
数
量

(2) 熱 交 換 器
基
数
伝熱容量

残留熱除去系主要機器仕様

3
約 950m3／h／台

3
約 8.1 MW／基（海水温度 30℃において）

3.4-20第 3.4－5 図

残留熱除去系（低圧注水モード）系統概要図

3.4-21

第 3.4－6 図

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）系統概要図

3.4-22

3.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備【48 条】【設置許可基準規則】（最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備）
第四十八条 発電用原子炉施設には，設計基準事故対処設備が有する最終ヒートシン
クへ熱を輸送する機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損（炉心の著しい損傷が発生する前に生ずるものに限る。）を防止するため，最終ヒートシンクへ熱を輸送するために必要な設備を設けなければならない。
（解釈）
１ 第４８条に規定する「最終ヒートシンクへ熱を輸送するために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
ａ）炉心の著しい損傷等を防止するため，重大事故防止設備を整備すること。
ｂ）重大事故防止設備は，設計基準事故対処設備に対して，多重性又は多様性及び独立性を有し，位置的分散を図ること。
ｃ）取水機能の喪失により最終ヒートシンクが喪失することを想定した上で，BWR に
おいては，サプレッションプールへの熱の蓄積により，原子炉冷却機能が確保できる一定の期間内に，十分な余裕を持って所内車載代替の最終ヒートシンクシス
テム（UHSS）の繋ぎ込み及び最終的な熱の逃がし場への熱の輸送ができること。
加えて，残留熱除去系（RHR）の使用が不可能な場合について考慮すること。
また，PWR においては，タービン動補助給水ポンプ及び主蒸気逃がし弁による２次冷却系からの除熱により，最終的な熱の逃がし場への熱の輸送ができること。
ｄ）格納容器圧力逃がし装置を整備する場合は，本規程第５０条１ｂ）に準ずること。
また，その使用に際しては，敷地境界での線量評価を行うこと。

3.5-1

3.5.1 適合方針
設計基準事故対処設備が有する最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損（炉心の著しい損傷が発生する前に生ずるものに限る。）を防止するため，最終ヒートシンクへ熱を輸送するために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。
最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の系統概要図を第 3.5－1 図から第3.5－3 図に示す。
また，想定される重大事故等時において，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード），残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）
及び残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）並びに原子炉補機冷却系が使用できる場合は重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する。
3.5.1.1 重大事故等対処設備
最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備のうち，設計基準事故対処設備が有する最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するための設備として，格納容器圧力逃がし装置，耐圧強化ベント系及び代替原子炉補機冷却系を設ける。
(1) フロントライン系故障時に用いる設備
a. 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱
残留熱除去系の故障等により最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合に，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するための重大事故等対処設備として，格納容器圧力逃がし装置を使用する。
格納容器圧力逃がし装置は，フィルタ装置，よう素フィルタ，ラプチャーデ
ィスク，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，原子炉格納容器内雰囲気ガス
を不活性ガス系等を経由して，フィルタ装置及びよう素フィルタへ導き，放射性物質を低減させた後に原子炉建屋屋上に設ける放出口から放出することで，排気中に含まれる放射性物質の環境への放出量を抑制しつつ，原子炉格納容器内に蓄積した熱を最終的な熱の逃がし場である大気へ輸送できる設計とする。
格納容器圧力逃がし装置を使用した場合に放出される放射性物質の放出量に対して，あらかじめ敷地境界での線量評価を行うこととする。
本系統の詳細については，「3.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備」に記載する。
b. 耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱
残留熱除去系の故障等により最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合に，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するための重大事故等対処設備として，耐圧強化ベント系を使用する。
耐圧強化ベント系は，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，格納容器内雰
囲気ガスを不活性ガス系等を経由して，主排気筒（内筒）を通して原子炉建屋外に放出することで，原子炉格納容器内に蓄積した熱を最終的な熱の逃がし場である大気へ輸送できる設計とする。
最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備として使用する場合の耐圧強化ベント系は，炉心損傷前に使用するため，排気中に含まれる放射性物質及び
3.5-2

可燃性ガスは微量である。
耐圧強化ベント系を使用する際に流路となる不活性ガス系等の配管は，他の発電用原子炉とは共用しない設計とし，他の系統・機器とは，弁により他の系
統・機器と隔離することにより，悪影響を及ぼさない設計とする。
耐圧強化ベント系は，想定される重大事故等時において，原子炉格納容器が負圧とならない設計とする。仮に，原子炉格納容器内にスプレイをする場合においても，原子炉格納容器内圧力が規定の圧力まで減圧した場合には，原子炉格納容器内へのスプレイを停止する運用とする。
耐圧強化ベント系使用時の排出経路に設置される隔離弁は，遠隔手動弁操作
設備によって人力による操作が可能な設計とする。
遠隔手動弁操作設備の操作場所は，原子炉建屋内の原子炉区域外とし，必要に応じて遮蔽材を配置することで，放射線防護を考慮した設計とする。また，排出経路に設置される隔離弁のうち空気作動弁については遠隔空気駆動弁操作用ボンベから遠隔空気駆動弁操作設備の配管を経由し，高圧窒素ガスを供給することによる操作も可能な設計とする。また，排出経路に設置される隔離弁のうち電動弁については常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備
からの給電による操作も可能な設計とする。これらにより，隔離弁の操作における駆動源の多様性を有する設計とする。
本系統はサプレッション・チェンバ及びドライウェルと接続し，いずれからも排気できる設計とする。サプレッション・チェンバ側からの排気ではサプレッション・チェンバの水面からの高さを確保し，ドライウェル側からの排気では，ダイヤフラムフロア面からの高さを確保するとともに有効燃料棒頂部よりも高い位置に接続箇所を設けることで長期的にも溶融炉心及び水没の悪影響を受けない設計とする。
耐圧強化ベント系を使用した場合に放出される放射性物質の放出量に対して，あらかじめ敷地境界での線量評価を行うこととする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
・可搬型代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
・代替所内電気設備（3.14 電源設備）
・常設代替直流電源設備（3.14 電源設備）
・可搬型直流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
本系統の流路として，不活性ガス系，耐圧強化ベント系及び非常用ガス処理
系の配管及び弁並びに主排気筒（内筒）を重大事故等対処設備として使用する。
また，耐圧強化ベント系使用時の排出経路に設置される隔離弁のうち空気作動弁に，高圧窒素ガスを供給するための流路として，遠隔空気駆動弁操作設備の配管及び弁を重大事故等対処設備として使用する。
その他，設計基準対象施設である原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用する。
(2) サポート系故障時に用いる設備
a. 代替原子炉補機冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱
原子炉補機冷却系の故障又は全交流動力電源の喪失により，最終ヒートシン
クへ熱を輸送する機能が喪失した場合の重大事故等対処設備として，代替原子3.5-3

炉補機冷却系を使用する。
代替原子炉補機冷却系は，代替原子炉補機冷却水ポンプ及び熱交換器を搭載
した熱交換器ユニット，大容量送水車（熱交換器ユニット用），配管・ホース・
弁類，計測制御装置等で構成し，サプレッション・チェンバへの熱の蓄積により原子炉冷却機能が確保できる一定の期間内に，熱交換器ユニットを原子炉補機冷却系に接続し，大容量送水車（熱交換器ユニット用）により熱交換器ユニットに海水を送水することで，残留熱除去系等の機器で発生した熱を最終的な熱の逃がし場である海へ輸送できる設計とする。
熱交換器ユニットは，可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。また，大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，ディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。燃料は燃料補給設備である軽油タンク及びタンクローリ(4kL)により補給できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・熱交換器ユニット（6 号及び 7 号炉共用）
・大容量送水車（熱交換器ユニット用）（6 号及び 7 号炉共用）
・可搬型代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
・燃料補給設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
本系統の流路として，原子炉補機冷却系の配管，弁及びサージタンク並びに残留熱除去系の熱交換器，ホースを重大事故等対処設備として使用する。
その他，設計基準事故対処設備である非常用取水設備の海水貯留堰，スクリーン室及び取水路を重大事故等対処設備として使用する。
最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の主要機器仕様を第 3.5－1 表に示す。
原子炉格納容器については，「3.21 原子炉格納容器」に記載する。
常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，代替所内電気設備，常設代替
直流電源設備，可搬型直流電源設備及び燃料補給設備については「3.14 電源設備」に記載する。
非常用取水設備については，「3.23 非常用取水設備」に記載する。

3.5-4

3.5.1.1.1 多様性及び独立性，位置的分散
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系は，残留熱除去系（格納容器スプ
レイ冷却モード）及び原子炉補機冷却系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，ポンプ及び熱交換器を使用せずに最終的な熱の逃がし場である大気へ熱を輸送できる設計とすることで，残留熱除去系及び原子炉補機冷却系に対して，多様性を有する設計とする。
また，格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系は，排出経路に設置される隔離弁のうち電動弁を常設代替交流電源設備若しくは可搬型代替交流電源設備からの給電による遠隔操作を可能とすること又は遠隔手動弁操作設備を用いた人力による遠隔操作を可能とすることで，非常用交流電源設備からの給電により駆動する残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）及び原子炉補機冷却系に対して，多様性を有する設計とする。
また，格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系は，排出経路に設置される隔離弁のうち空気作動弁を遠隔空気駆動弁操作設備による遠隔操作を可能にする
こと又は遠隔手動弁操作設備を用いた人力による遠隔操作を可能とすることで，非常用交流電源設備からの給電により駆動する残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）及び原子炉補機冷却系に対して，多様性を有する設計とする。
格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置及びよう素フィルタ並びにラプチャー
ディスクは，原子炉建屋近傍の屋外に設置し，耐圧強化ベント系は，原子炉建屋内の残留熱除去系ポンプ及び熱交換器並びにタービン建屋内の原子炉補機冷却水ポンプ，海水ポンプ及び熱交換器と異なる区画に設置することで，共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図った設計とする。
格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系は，除熱手段の多様性及び機器の位置的分散によって，残留熱除去系及び原子炉補機冷却系に対して独立性を有する設計とする。
代替原子炉補機冷却系は，原子炉補機冷却系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，熱交換器ユニットを可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とすることで，非常用交流電源設備からの給電により駆動する原子炉補機冷却系に対して，多様性及び独立性を有する設計とし，大容量送水車（熱交換器ユニット用）をディーゼルエンジンにより駆動することで，電動機駆動ポンプにより構成される原子炉補機冷却系に対して多様性を有する設計とする。また，代替原子炉補機
冷却系は，格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系に対して，除熱手段の多様性を有する設計とする。
代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット
用）は，タービン建屋，原子炉建屋，主排気筒及び格納容器圧力逃がし装置から離れた屋外に分散して保管することで，タービン建屋内の原子炉補機冷却水ポンプ，
海水ポンプ及び熱交換器，原子炉建屋内及び屋外に設置される耐圧強化ベント系並
びに格納容器圧力逃がし装置と共通要因によって同時に機能を損なわないよう位
置的分散を図る設計とする。
熱交換器ユニットの接続口は，共通要因によって接続できなくなることを防止するため，位置的分散を図った複数箇所に設置する設計とする。
代替原子炉補機冷却系は，原子炉補機冷却系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，原子炉補機冷却系の海水系に対して独立性を有するとともに，熱交
3.5-5

換器ユニットから原子炉補機冷却系配管との合流点までの系統について，原子炉補機冷却系に対して独立性を有する設計とする。
これらの多様性及び系統の独立性並びに位置的分散によって，代替原子炉補機冷
却系は，設計基準事故対処設備である原子炉補機冷却系に対して重大事故等対処設備としての独立性を有する設計とする。
電源設備の多様性及び独立性，位置的分散については「3.14 電源設備」にて記載する。
3.5.1.1.2 悪影響防止
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
耐圧強化ベント系は，通常時は弁により他の系統・機器と隔離し，重大事故等時に弁操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の系統・機器に悪影響を及ぼさない設計とする。
代替原子炉補機冷却系は，通常時は熱交換器ユニットを接続先の系統と分離して保管し，重大事故等時に接続，弁操作等により重大事故等対処設備としての系統構
成とすることで他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，原子炉補機冷却系と代替原子炉補機冷却系を同時に使用しないことにより，相互の機能に悪影響を及ぼさない設計とする。
熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，治具や輪留めによる固定等をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，飛散物となって他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
3.5.1.1.3 容量等
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
耐圧強化ベント系は，原子炉停止後約 16 時間後において原子炉格納容器内で発生する蒸気を排気し，その熱量分を除熱できる十分な排出流量を有する設計とする。
代替原子炉補機冷却系は，想定される重大事故等時において，炉心の著しい損傷を防止するために必要な伝熱容量を有する設計とする。
代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット
用）は，想定される重大事故等時において，残留熱除去系等の機器で発生した熱を除去するために必要な伝熱容量及びポンプ流量を有する熱交換器ユニット 1 セット
1 式と大容量送水車（熱交換器ユニット用）1 セット 1 台を使用する。熱交換器ユニットの保有数は，6 号及び 7 号炉共用で 4 セット 4 式に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 式（6 号及び 7 号炉共用）の合計
5 式を保管する。大容量送水車（熱交換器ユニット用）の保有数は，6 号及び 7 号
炉共用で 4 セット 4 台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 台（6 号及び 7 号炉共用）の合計 5 台を保管する。
また，代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，想定される重大事故等時において，残留熱除去系による発電用原子
炉又は原子炉格納容器内の除熱と燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プールの除熱に同時に使用するため，各系統の必要な流量を同時に確保できる容量を有する設計とする。

3.5-6

3.5.1.1.4 環境条件等
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
耐圧強化ベント系は，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
耐圧強化ベント系の排出経路に設置される隔離弁の操作は，想定される重大事故
等時において，原子炉建屋内の原子炉区域外への遠隔手動弁操作設備の設置に加え必要に応じて遮蔽材を設置することにより，離れた場所から人力で容易かつ確実に手動操作が可能な設計とする。また，排出経路に設置される隔離弁のうち空気作動
弁については，原子炉建屋内の原子炉区域外への遠隔空気駆動弁操作用ボンベの設置に加え必要に応じて遮蔽材を設置し，離れた場所から遠隔空気駆動弁操作設備の配管を経由した高圧窒素ガスを供給することにより，容易かつ確実に操作が可能な設計とする。また，排出経路に設置される隔離弁のうち電動弁については，中央制
御室から操作が可能な設計とする。
代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，屋外に保管及び設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
熱交換器ユニットの常設設備との接続及び操作は，想定される重大事故等時において設置場所で可能な設計とする。
代替原子炉補機冷却系の系統構成に必要な弁の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室又は設置場所で可能な設計とする。
大容量送水車（熱交換器ユニット用）の熱交換器ユニットとの接続及び操作は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。
また，熱交換器ユニットの海水通水側及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）
は，使用時に海水を通水するため，海水影響を考慮した設計とし，海から直接取水する際の異物の流入防止を考慮した設計とする。
3.5.1.1.5 操作性の確保
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
耐圧強化ベント系は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。
耐圧強化ベント系を使用する際の排出経路に設置される隔離弁には，遠隔手動弁操作設備を設置するとともに，操作場所は原子炉建屋内の原子炉区域外とし，必要に応じて遮蔽材を設置することで，容易かつ確実に人力による操作が可能な設計とする。また，排出経路に設置される隔離弁のうち空気作動弁については，遠隔空気駆動弁操作用ボンベ及び遠隔空気駆動弁操作設備を設置するとともに，操作場所を
原子炉建屋内の原子炉区域外とし，必要に応じて遮蔽材を設置することで，容易かつ確実に操作が可能な設計とする。また，排出経路に設置される隔離弁のうち電動弁については，中央制御室の操作スイッチにより操作が可能な設計とする。
代替原子炉補機冷却系は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成
から接続，弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。
代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，付属の操作スイッチにより，設置場所での操作が可能な設計とする。代替
原子炉補機冷却系の系統構成に必要な弁の操作は，中央制御室での操作スイッチによる操作又は設置場所での手動操作が可能な設計とする。
3.5-7

熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，車両として屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。
熱交換器ユニットを接続する接続口については，フランジ接続とし，一般的に使用される工具を用いて，ホースを確実に接続することができる設計とする。また，
6 号及び 7 号炉が相互に使用することができるよう，接続口の口径を統一する設計とする。
大容量送水車（熱交換器ユニット用）と熱交換器ユニットとの接続は，簡便な接続とし，結合金具を用いてホースを確実に接続できる設計とする。また，6 号及び7 号炉が相互に使用することができるよう，接続口の口径を統一する設計とする。
3.5.1.1.6 試験検査
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
耐圧強化ベント系は，発電用原子炉の停止中に弁の開閉動作及び漏えいの確認が可能な設計とする。
代替原子炉補機冷却系は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び漏えいの有無の確認並びに弁の開閉動作の確認が可能な設計とする。また，代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニットの代替原子炉補機冷却水ポンプ及び熱交換器は，発電用原子炉の運転中又は停止中に分解又は取替えが可能な設計とする。代替原子炉補機冷却系の大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に分解又は取替えが可能な設計とする。
また，熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，車両として運転状態の確認及び外観の確認が可能な設計とする。

3.5-8

第 3.5－1 表

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の主要機器仕様(1) 格納容器圧力逃がし装置
第 3.7－1 表 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備の主要機器仕様に記載する。
(2) 耐圧強化ベント系兼用する設備は以下のとおり。
・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備
系
統数
1
系統設計流量
約 15.8kg/s(3) 代替原子炉補機冷却系
a. 熱交換器ユニット（6 号及び 7 号炉共用）兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備・使用済燃料プールの冷却等のための設備
数
量
4 式（予備 1）
熱交換器
組
数
1/式
伝熱容量
約 23MW/組（海水温度 30℃において）代替原子炉補機冷却水ポンプ
台
数
2
1
容
量
約 300m3/h/台
約 600m3/h/台
全 揚 程
約 75m
b. 大容量送水車（熱交換器ユニット用）（6 号及び 7 号炉共用）兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備・使用済燃料プールの冷却等のための設備
台
数
4（予備 1）
容量
約 900m3/h/台
吐出圧力
1.25MPa[gage]

3.5-9

主排気筒
フィルタ装置RE
出口放射線モニタ
ラプチャーディスク
配管遮蔽

オリフィス
Ｎ２ベントライン

H2E

フィルタ装置水素濃度

遠隔空気駆動弁操作設備

AO

原子炉区域・タービン区域
換気空調系へ

Ｎ２供給ライン

H2E

よう素
フィルタ

オリフィス

AO

原子炉区域運転階から

AO

遠隔手動
弁操作設備
遠隔空気駆動弁操作設備

・

遠隔手動
弁操作設備

AO

遠隔空気駆動弁操作設備

・

遠隔空気駆動弁操作用ボンベ

遠隔手動
弁操作設備

AO

サプレッション・チェンバ

ドレン移送ポンプ

遠隔手動
弁操作設備

MO

遠隔手動
弁操作設備

Ｎ２供給ライン

MO
遠隔手動
弁操作設備

非常用ガス処理系から

配管遮蔽
MO

遠隔手動
弁操作設備

遠隔手動
弁操作設備
遠隔手動
弁操作設備

遠隔手動
弁操作設備

第 3.5－1 図(1)

原子炉建屋原子炉区域

遠隔空気
駆動弁
操作用
ボンベ

MO

遠隔手動
弁操作設備

遠隔手動
弁操作設備

遠隔手動
弁操作設備

MO

原
子
炉
圧
力
容
器

遠隔空気
駆動弁
操作用
ボンベ

MO

3.5-10

遠隔手動
弁操作設備

ドライウェル

遠隔空気
駆動弁
操作用
ボンベ

遠隔手動
弁操作設備

MO

原子炉建屋内の原子炉区域外

ド
レ
ン
タ
ン
ク

給水ライン

遠隔手動
弁操作設備

AO
AO

Ｎ２ベントライン

遠隔手動
弁操作設備

MO

原子炉区域運転階から

フィルタ
装置

AO
遠隔空気駆動弁操作設備

・フィルタ装置水素濃度

ラプチャーディスク

非常用ガス処理系
排風機へ耐圧強化ベント系
放射線モニタ・
パージ用排風機
MO

非常用ガス処理系
排風機へ

フィルタベント遮蔽壁

REMO

原子炉建屋内の原子炉区域外非常用ガス処理系から可燃性ガス濃度制御系
気水分離器から

タービン建屋MO

大物搬入口
Ｎ２供給ライン

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備系統概要図（格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱）（6 号炉）

主排気筒

ラプチャーディスク
オリフィス

耐圧強化ベント系 RE
放射線モニタ

配管遮蔽

Ｎ２ベントラインMO
H2E

フィルタ装置RE
出口放射線モニタ

遠隔空気駆動弁操作設備

フィルタ装置
水素濃度

AO
原子炉区域・タービン区域
換気空調系へ
パージ用排風機
MO

非常用ガス処理系
排風機へ

フィルタベント遮蔽壁
Ｎ２供給ライン

H2E

よう素
フィルタ

オリフィス

AO

3.5-11

原子炉建屋内の原子炉区域外原子炉区域運転階から

AO

給水ライン

遠隔手動
弁操作設備

遠隔手動
弁操作設備

MO

遠隔手動
弁操作設備
遠隔手動
弁操作設備

MO

遠隔手動
弁操作設備

ドライウェル

遠隔空気駆動弁操作設備

・

原
子
炉
圧
力
容
器

AO

遠隔空気
駆動弁
操作用
ボンベ

MO

ド
レ
ン
タ
ン
ク

遠隔空気
駆動弁
操作用
ボンベ

遠隔空気駆動弁操作設備

AO

AO

Ｎ２ベントライン

遠隔手動
弁操作設備
遠隔手動
弁操作設備

MO

原子炉区域運転階から
フィルタ
装置

AO

・

フィルタ装置水素濃度

ラプチャーディスク

非常用ガス処理系
排風機へ

遠隔空気駆動弁操作用ボンベ

・

遠隔手動
弁操作設備

遠隔空気駆動弁操作用ボンベ
遠隔空気駆動弁操作設備

遠隔手動
弁操作設備
遠隔手動
弁操作設備

MO

遠隔手動
弁操作設備

・
AO

サプレッション・チェンバ

遠隔手動
弁操作設備

ドレン移送ポンプ
MO
遠隔手動
弁操作設備

非常用ガス処理系から

配管遮蔽

MO
遠隔手動
弁操作設備

遠隔手動
弁操作設備
遠隔手動
弁操作設備

遠隔手動
弁操作設備

第 3.5－1 図(2)

原子炉建屋原子炉区域

MO

原子炉建屋内の原子炉区域外Ｎ２供給ラインタービン建屋

非常用ガス処理系から可燃性ガス濃度制御系
気水分離器からMO

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備系統概要図（格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱）（7 号炉）

大物搬入口
Ｎ２供給ライン主排気筒
フィルタ装置RE
出口放射線モニタ
ラプチャーディスク
オリフィス

配管遮蔽

Ｎ２ベントライン

H2E
遠隔空気駆動弁操作設備

フィルタ装置
水素濃度

AO
原子炉区域・タービン区域
換気空調系へ

Ｎ２供給ライン

H2E

AO

よう素
フィルタ

オリフィス

MO

AO
AO
AO

AO

3.5-12

MO

遠隔手動
弁操作設備
遠隔手動
弁操作設備

MO

遠隔手動
弁操作設備

原子炉建屋内の原子炉区域外

フィルタ
装置

ド
レ
ン
タ
ン
ク

給水ライン

ドライウェル

遠隔空気駆動弁操作設備

・

遠隔手動
弁操作設備

MO
遠隔空気駆動弁操作用ボンベ

遠隔手動
弁操作設備

遠隔空気駆動弁操作設備

MO

・

遠隔手動
弁操作設備

遠隔手動
弁操作設備

AO

サプレッション・チェンバ

ドレン移送ポンプ

遠隔空気
駆動弁
操作用
ボンベ

遠隔手動
弁操作設備

AO

原
子
炉
圧
力
容
器

遠隔空気
駆動弁
操作用
ボンベ

MO

遠隔手動
弁操作設備

遠隔手動
弁操作設備

遠隔手動
弁操作設備

原子炉区域運転階から原子炉区域運転階から

Ｎ２ベントライン

遠隔手動
弁操作設備

遠隔空気駆動弁操作設備

遠隔
空気
駆動弁
操作用
ボンベ

・

フィルタ装置水素濃度

ラプチャーディスク

非常用ガス処理系
排風機へ耐圧強化ベント系
放射線モニタ・
パージ用排風機
MO

非常用ガス処理系
排風機へ

フィルタベント遮蔽壁

RE

Ｎ２供給ライン
MO
遠隔手動
弁操作設備

MO
遠隔手動
弁操作設備

遠隔手動
弁操作設備
遠隔手動
弁操作設備

遠隔手動
弁操作設備

第 3.5－2 図(1)

原子炉建屋内の原子炉区域外非常用ガス処理系から配管遮蔽

原子炉建屋原子炉区域

MO

非常用ガス処理系から可燃性ガス濃度制御系
気水分離器から

タービン建屋MO

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備系統概要図（耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱）（6 号炉）

大物搬入口
Ｎ２供給ライン主排気筒

ラプチャーディスク
オリフィス

耐圧強化ベント系 RE
放射線モニタ

配管遮蔽

Ｎ２ベントラインMO
H2E

フィルタ装置RE
出口放射線モニタ

フィルタ装置水素濃度

遠隔空気駆動弁操作設備

AO
原子炉区域・タービン区域
換気空調系へ・
パージ用排風機
MO

非常用ガス処理系
排風機へ

フィルタベント遮蔽壁
Ｎ２供給ライン

H2E

よう素
フィルタ

オリフィス

AO

原子炉区域運転階から

AO

給水ライン

遠隔手動
弁操作設備

遠隔手動
弁操作設備
遠隔手動
弁操作設備

MO

ドライウェル
MO

遠隔手動
弁操作設備

遠隔空気駆動弁操作設備

・

原
子
炉
圧
力
容
器

遠隔手動
弁操作設備

AO

遠隔空気
駆動弁
操作用
ボンベ

MO

3.5-13

原子炉建屋内の原子炉区域外

ド
レ
ン
タ
ン
ク

遠隔空気
駆動弁
操作用
ボンベ

遠隔空気駆動弁操作設備

AO
AO

Ｎ２ベントライン

遠隔手動
弁操作設備
遠隔手動
弁操作設備

MO

原子炉区域運転階から
フィルタ
装置

AO

・

フィルタ装置水素濃度

ラプチャーディスク

非常用ガス処理系
排風機へ

遠隔空気駆動弁操作用ボンベ

遠隔手動
弁操作設備

遠隔空気駆動弁操作用ボンベ
遠隔空気駆動弁操作設備

遠隔手動
弁操作設備
遠隔手動
弁操作設備

MO

遠隔手動
弁操作設備

・
AO

サプレッション・チェンバ

遠隔手動
弁操作設備

ドレン移送ポンプ

Ｎ２供給ライン

MO
遠隔手動
弁操作設備

非常用ガス処理系から

配管遮蔽
MO

遠隔手動
弁操作設備

遠隔手動
弁操作設備
遠隔手動
弁操作設備

遠隔手動
弁操作設備

第 3.5－2 図(2)

原子炉建屋原子炉区域

MO

原子炉建屋内の原子炉区域外非常用ガス処理系から可燃性ガス濃度制御系
気水分離器から

タービン建屋MO

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備系統概要図（耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱）（7 号炉）

大物搬入口
Ｎ２供給ライン原子炉補機冷却系（A）
系残
熱留
交熱
換除
器去

屋内

淡水

屋外

海水

MO
熱 交 換 器 ユ ニ ッ ト

残留熱除去系機器等

原子炉補機
冷却水ポンプ

代替原子炉補機
冷却水ポンプ

原子炉補機冷却水系
熱 交 換 器

熱交換器

大容量送水車（熱交換器ユニット用）

原子炉補機冷却系（B）
系残
熱留
交熱
換除
器去

海

MO

残留熱除去系機器等

原子炉補機
冷却水ポンプ

原子炉補機冷却水系
熱 交 換 器第 3.5－3 図(1)

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備系統概要図（代替原子炉補機冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱）（その 1）（6 号炉）

3.5-14

原子炉補機冷却系（A）
系残
熱留
交熱
換除
器去

屋内

MO

淡水

屋外

海水

熱 交 換 器 ユ ニ ット

残留熱除去系機器等

原子炉補機
冷却水ポンプ

代替原子炉補機
冷却水ポンプ

熱交換器

大容量送水車（熱交換器ユニット用）

原子炉補機冷却水系
熱 交 換 器

原子炉補機冷却系（B）

海

系残
熱留
交熱
換除
器去
MO

残留熱除去系機器等

原子炉補機
冷却水ポンプ

原子炉補機冷却水系
熱 交 換 器第 3.5－3 図(2)

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備系統概要図（代替原子炉補機冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱）（その 1）（7 号炉）

3.5-15

原子炉補機冷却系（A）
系残
熱留
交熱
換除
器去

屋内

淡水

屋外

海水
MO
熱

交

換

器

ユ

ニ

ッ

ト

残留熱除去系機器等

原子炉補機
冷却水ポンプ

代替原子炉補機
冷却水ポンプ
熱交換器
原子炉補機冷却水系
熱 交 換 器

大容量送水車（熱交換器ユニット用）

原子炉補機冷却系（B）
系残
熱留
交熱
換除
器去

海

MO

残留熱除去系機器等

原子炉補機
冷却水ポンプ

原子炉補機冷却水系
熱 交 換 器第 3.5－3 図(3)

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備系統概要図（代替原子炉補機冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱）（その 2）（6 号炉）

3.5-16

原子炉補機冷却系（A）
系残
熱留
交熱
換除
器去

屋内

MO

淡水

屋外

海水

熱

交

換

器

ユ

ニ

ッ

ト

残留熱除去系機器等

原子炉補機
冷却水ポンプ
代替原子炉補機
冷却水ポンプ
熱交換器

大容量送水車（熱交換器ユニット用）

原子炉補機冷却水系
熱 交 換 器

原子炉補機冷却系（B）
系残
熱留
交熱
換除
器去

海

MO

残留熱除去系機器等

原子炉補機
冷却水ポンプ

原子炉補機冷却水系
熱 交 換 器第 3.5－3 図(4)

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備系統概要図（代替原子炉補機冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱）（その 2）（7 号炉）

3.5-17

3.5.1.2 重大事故等対処設備（設計基準拡張）
3.5.1.2.1 原子炉補機冷却系
原子炉補機冷却系は，想定される重大事故等時において，重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する。原子炉補機冷却系は，燃料プール冷却浄化系，残留熱除去系，高圧炉心注水系及び非常用交流電源設備に冷却水を供給する設計とする。
原子炉補機冷却系は，「2.3 重大事故等対処設備に関する基本方針」のうち，多様性，位置的分散等を除く設計方針を適用して設計を行う。
原子炉補機冷却系主要機器仕様を第 3.5－2 表に，系統概要図を第 3.5－4 図に示す。
3.5.1.2.1.1 悪影響防止
基本方針については「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
原子炉補機冷却系は，設計基準事故対処設備として使用する場合と同じ系統構成
で重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
3.5.1.2.1.2 容量等
基本方針については「2.3.2 容量等」に示す。
原子炉補機冷却水ポンプ，原子炉補機冷却海水ポンプ及び原子炉補機冷却水系熱交換器は，設計基準事故時の原子炉補機冷却系と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合の容量が，重大事故等の収束に必要な容量に対して十分であるため，
設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
3.5.1.2.1.3 環境条件等
基本方針については「2.3.3 環境条件等」に示す。
原子炉補機冷却水ポンプ，原子炉補機冷却海水ポンプ及び原子炉補機冷却水系熱交換器は，タービン建屋内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。原子炉補機冷却系の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室で可能な設計とする。
原子炉補機冷却水系熱交換器の海水通水側及び原子炉補機冷却海水ポンプは，使用時に常時海水を通水するため，耐腐食性材料を使用する設計とする。
3.5.1.2.1.4 操作性の確保
基本方針については「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
原子炉補機冷却系は，想定される重大事故等時において，設計基準事故対処設備として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する。原子炉補機冷却系は，中央制御室の操作スイッチにより操作が可能な設計とする。
3.5.1.2.1.5
試験検査
基本方針については「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
原子炉補機冷却系は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。また，原子炉補機冷却水ポンプ，原子炉補機冷

3.5-18

却海水ポンプ及び原子炉補機冷却水系熱交換器は，発電用原子炉の停止中に分解及び外観の確認が可能な設計とする。

3.5-19

第 3.5－2 表区分

原子炉補機冷却系主要機器仕様
Ⅰ

及

び

Ⅱ

区

分

Ⅲ

原子炉補機冷却水ポンプ
台数

各区分について 2（うち 1 台は通常運転時予備）

2（うち 1 台は通常運転時予備）容量

約 1,300m3／h／台

6 号炉

約 1,100m3／h／台

7 号炉

約

800m3／h／台

3.5-20原子炉補機冷却海水ポンプ
台

数

各区分について 2（うち 1 台は通常運転時予備）

2（うち 1 台は通常運転時予備）容量

約 1,800m3／h／台

約 1,800m3／h／台

各区分について 2（うち 1 台は通常運転時予備）

2（うち 1 台は通常運転時予備）

約 17MW／基約 16MW／基（海水温度 30℃において）（海水温度 30℃において）

原子炉補機冷却水系
熱交換器
基

数

伝熱容量

3.5-21
第 3.5－4 図

原子炉補機冷却系系統概要図

3.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備【49 条】【設置許可基準規則】（原子炉格納容器内の冷却等のための設備）
第四十九条 発電用原子炉施設には，設計基準事故対処設備が有する原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉格
納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な設備を設けなければならない。
２ 発電用原子炉施設には，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために必要な設備を設けなければならない。
（解釈）
１ 第１項に規定する「原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な設備」及び第２項に規定する「原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
（１）重大事故等対処設備ａ）設計基準事故対処設備の格納容器スプレイ注水設備（ポンプ又は水源）が機能喪失しているものとして，格納容器スプレイ代替注水設備を配備すること。
ｂ）上記ａ）の格納容器スプレイ代替注水設備は，設計基準事故対処設備に対して，多様性及び独立性を有し，位置的分散を図ること。
（２）兼用ａ）第１項の炉心損傷防止目的の設備と第２項の格納容器破損防止目的の設備は，同一設備であってもよい。

3.6-1

3.6.1
概要
設計基準事故対処設備が有する原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。
原子炉格納容器内の冷却等のための設備の系統概要図を第 3.6－1 図から第 3.6－4 図に示す。
また，想定される重大事故等時において，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）及び残留熱除去系（サプレッション・チェン
バ・プール水冷却モード）が使用できる場合は重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する。
3.6.1.1
重大事故等対処設備
原子炉格納容器内の冷却等のための設備のうち，設計基準事故対処設備が有する原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷を防止するために原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるため，また，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するために原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるための設備として，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）を設ける。
(1) 炉心の著しい損傷を防止するための原子炉格納容器内冷却に用いる設備
a. フロントライン系故障時に用いる設備(a) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）が機能喪失した場合の重大事故等対処設備として，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）を使用する。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，復水移送ポンプ，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，復水移送ポンプにより，復水貯蔵槽の水を残留熱除去系等を経由して格納容器スプレイ・ヘッダからドライウェル内及びサプ
レッション・チェンバ内にスプレイすることで，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させることができる設計とする。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，非常用交流電源設備に加えて，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・復水移送ポンプ
・復水貯蔵槽（3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
・可搬型代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
・代替所内電気設備（3.14 電源設備）
本系統の流路として，復水補給水系，高圧炉心注水系及び残留熱除去系の配管及び弁，格納容器スプレイ・ヘッダを重大事故等対処設備として使用す
る。
3.6-2

その他，設計基準対象施設である原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用し，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する。
(b) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）の機能が喪失した場合の重大事故等対処設備として，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）を使用する。
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，可搬型代替注水ポンプ（A-2級），配管・ホース・弁類，計測制御装置等で構成し，可搬型代替注水ポン
プ（A-2 級）により，代替淡水源の水を残留熱除去系等を経由して格納容器
スプレイ・ヘッダからドライウェル内及びサプレッション・チェンバ内にスプレイすることで，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させることができる設計とする。
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，代替淡水源が枯渇した場合において，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である大容量送水車（海水取水用）により海を利用できる設計とする。
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，非常用交流電源設備に加えて，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。また，可搬型代替注水ポンプ（A-2級）は，ディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。燃料は，燃料補給設備である軽油タンク及びタンクローリ（4kL）により補給できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（6 号及び 7 号炉共用）
・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
・可搬型代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
・代替所内電気設備（3.14 電源設備）
・燃料補給設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
本系統の流路として，復水補給水系及び残留熱除去系の配管及び弁，格納容器スプレイ・ヘッダ並びにホースを重大事故等対処設備として使用する。
その他，設計基準対象施設である原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用し，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する。
b. サポート系故障時に用いる設備(a) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却
全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）が起動できない場合の重大事故等対処設備として使用する代替格納容器ス
プレイ冷却系（常設）は，「(1)a.(a) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却」と同じである。
(b) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却
全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）が起動できない場合の重大事故等対処設備として使用する代替格納容器ス
プレイ冷却系（可搬型）は，「(1)a.(b) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却」と同じである。
3.6-3

(c) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）の復旧
全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）が起動できない場合の重大事故等対処設備として，常設代替交流電源設備を使用し，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）を復旧する。
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）は，常設代替交流電源設備
からの給電により機能を復旧し，残留熱除去系ポンプによりサプレッショ
ン・チェンバのプール水をドライウェル内及びサプレッション・チェンバ内にスプレイすることで原子炉格納容器を冷却できる設計とする。
本系統に使用する冷却水は原子炉補機冷却系又は代替原子炉補機冷却系から供給できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
・代替原子炉補機冷却系（6 号及び 7 号炉共用）（3.5 最終ヒートシンク
へ熱を輸送するための設備）
その他，設計基準対象施設である原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用し，設計基準事故対処設備である残留熱除去系及び原子炉補機冷却系を重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する。
(d) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）の復旧
全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）が起動できない場合の重大事故等対処設備として，常設代替交流電源設備を使用し，残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）を復旧する。
残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）は，常設代替交流電源設備からの給電により機能を復旧し，残留熱除去系ポンプ及び熱交換器により，サプレッション・チェンバのプール水を冷却することで原子炉格納容器を冷却できる設計とする。
本系統に使用する冷却水は原子炉補機冷却系又は代替原子炉補機冷却系から供給できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
・代替原子炉補機冷却系（6 号及び 7 号炉共用）（3.5 最終ヒートシンク
へ熱を輸送するための設備）
その他，設計基準対象施設である原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用し，設計基準事故対処設備である残留熱除去系及び原子炉補機冷却系を重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する。
(2) 原子炉格納容器の破損を防止するための原子炉格納容器内冷却に用いる設備
a. フロントライン系故障時に用いる設備(a) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却
炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去系（格納容器スプ
レイ冷却モード）が機能喪失した場合の重大事故等対処設備として，代替格
納容器スプレイ冷却系（常設）を使用する。
3.6-4

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，復水移送ポンプ，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，復水移送ポンプにより，復水貯蔵槽の水を残留熱除去系等を経由して格納容器スプレイ・ヘッダからドライウェル内及びサプ
レッション・チェンバ内にスプレイすることで，原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させることができる設計とする。代替
格納容器スプレイ冷却系（常設）は，非常用交流電源設備に加えて，代替所
内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備
からの給電が可能な設計とする。
本系統の詳細については，「(1)a.(a) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却」に記載する。
(b) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却
炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去系（格納容器スプ
レイ冷却モード）の機能が喪失した場合の重大事故等対処設備として，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）を使用する。
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，可搬型代替注水ポンプ（A-2級），配管・ホース・弁類，計測制御装置等で構成し，可搬型代替注水ポン
プ（A-2 級）により，代替淡水源の水を残留熱除去系等を経由して格納容器
スプレイ・ヘッダからドライウェル内及びサプレッション・チェンバ内にスプレイすることで，原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させることができる設計とする。
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，代替淡水源が枯渇した場合において，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である大容量送水車（海水取水用）により海を利用できる設計とする。
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，非常用交流電源設備に加えて，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。また，可搬型代替注水ポンプ（A-2級）は，ディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。燃料は，燃料補給設備である軽油タンク及びタンクローリ（4kL）により補給できる設計とする。
本系統の詳細については，「(1)a.(b) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却」に記載する。
b. サポート系故障時に用いる設備(a) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却
炉心の著しい損傷が発生した場合において，全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）が起動できない場合の重大事
故等対処設備として使用する代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，「(1)b.(a) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却」と同じである。
(b) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却
炉心の著しい損傷が発生した場合において，全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）が起動できない場合の重大事
故等対処設備として使用する代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，「(1)b.(b) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却」と同じである。
3.6-5

(c) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）の復旧
炉心の著しい損傷が発生した場合において，全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）が起動できない場合の重大事
故等対処設備は，「(1)b.(c) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（格
納容器スプレイ冷却モード）の復旧」と同じである。
(d) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）の復旧
炉心の著しい損傷が発生した場合において，全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）が起動できない場合の重大事故等対処設備は，「(1)b.(d) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）の復旧」と同じである。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）
は，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するための設備として兼用する設計とする。
原子炉格納容器内の冷却等のための設備の主要機器仕様を第 3.6－1 表に示す。
残留熱除去系については，「3.6.1.2.1 残留熱除去系」に記載する。
原子炉補機冷却系及び代替原子炉補機冷却系については，「3.5 最終ヒートシ
ンクへ熱を輸送するための設備」に記載する。
大容量送水車（海水取水用），復水貯蔵槽及びサプレッション・チェンバについては，「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備」に記載する。
原子炉格納容器については，「3.21 原子炉格納容器」に記載する。
非常用交流電源設備については，「3.14 電源設備」に記載する。
常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，代替所内電気設備及び燃料補給設備については，「3.14 電源設備」に記載する。

3.6-6

3.6.1.1.1
多様性及び独立性，位置的分散
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，復水移送ポンプを代替
所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電により駆動できることで，非常用所内電気設備を経由した非常用交流電源設
備からの給電により駆動する残留熱除去系ポンプを用いた残留熱除去系（格納容器
スプレイ冷却モード）に対して多様性を有する設計とする。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の電動弁は，代替所内電気設備を経由した
常設代替交流電源設備若しくは可搬型代替交流電源設備からの給電による遠隔操作を可能とすること，又はハンドルを設けて手動操作を可能とすることで，非常用所内電気設備を経由した非常用交流電源設備からの給電による遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。
また，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，復水貯蔵槽を水源とすることで，サプレッション・チェンバを水源とする残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）に対して異なる水源を有する設計とする。
復水移送ポンプ及び復水貯蔵槽は，廃棄物処理建屋内に設置することで，原子炉建屋内の残留熱除去系ポンプ及びサプレッション・チェンバと共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷
却モード）及び代替格納容器スプレイ冷却系（常設）と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）をディーゼルエンジンにより駆動することで，電動機駆動ポンプにより構成される残留熱除去系（格納容器ス
プレイ冷却モード）及び代替格納容器スプレイ冷却系（常設）に対して多様性を有する設計とする。
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の電動弁は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備若しくは可搬型代替交流電源設備からの給電による遠隔操作を可能とすること，又はハンドルを設けて手動操作を可能とすることで，非常用所内電気設備を経由した非常用交流電源設備からの給電による遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。
また，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，代替淡水源を水源とすること
で，サプレッション・チェンバを水源とする残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）及び復水貯蔵槽を水源とする代替格納容器スプレイ冷却系（常設）に対して異なる水源を有する設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，原子炉建屋及び廃棄物処理建屋から離れた
屋外に分散して保管することで，原子炉建屋内の残留熱除去系ポンプ及び廃棄物処
理建屋内の復水移送ポンプと共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置
的分散を図る設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の接続口は，共通要因によって接続できなくなることを防止するため，位置的分散を図った複数箇所に設置する設計とする。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）
は，残留熱除去系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，水源から残留熱除去系配管との合流点までの系統について，残留熱除去系に対して独立性を有する設計とする。
3.6-7

これらの多様性及び系統の独立性並びに位置的分散によって，代替格納容器スプ
レイ冷却系（常設）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）に対して重大事故等対処設備としての独立性を有する設計とする。
電源設備の多様性，独立性及び位置的分散については「3.14 電源設備」に記載する。
3.6.1.1.2
悪影響防止
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，通常時は弁により他の系統と隔離し，重大事故等時に弁操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすること
で，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，通常時は可搬型代替注水ポンプ（A-2級）を接続先の系統と分離して保管し，重大事故等時に接続，弁操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，放射性物質を含む系統と含まない系統を区分するため，通常時に接続口を弁により隔離する設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，治具や輪留めによる固定等をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，飛散物となって他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
3.6.1.1.3
容量等
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の復水移送ポンプは，設計基準対象施設の復水補給水系と兼用しており，設計基準対象施設としての復水移送ポンプ 2 台におけるポンプ流量が，想定される重大事故等時において，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するために必要なスプレイ流量に対して十分であるため，
設計基準対象施設と同仕様で設計する。また，復水移送ポンプは，想定される重大事故等時において，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び格納容器下部注水系（常設）として同時に使用するため，各系統の必要な流量を同時に確保できる容量を有する設計とする。
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，想定される重大事故等時において，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するために必要なスプレイ流量を有するものを 1 セット 4 台使用する。保有数
は，6 号及び 7 号炉共用で 4 セット 16 台に加えて，故障時及び保守点検による待機
除外時のバックアップ用として 1 台（6 号及び 7 号炉共用）の合計 17 台を保管する。
また，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，想定される重大事故等時において，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）及び低圧代替注水系（可搬型）として同時に使用するため，各系統の必要な流量を同時に確保できる容量を有する設計とする。
3.6.1.1.4
環境条件等
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の復水移送ポンプは，廃棄物処理建屋内に3.6-8

設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
復水移送ポンプの操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室で可能な設計とする。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の系統構成に必要な弁の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室若しくは離れた場所から遠隔で可能な設計又は設置場所で可能な設計とする。
また，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，淡水だけでなく海水も使用でき
るが，可能な限り淡水を優先し，海水通水を短期間とすることで，設備への影響を考慮する。
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，屋外に保管及び設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の常設設備との接続及び操作は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の系統構成に必要な弁の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室若しくは離れた場所から遠隔で可能な設計
又は設置場所で可能な設計とする。
また，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，淡水だけでなく海水も使用できるが，可能な限り淡水を優先し，海水通水を短期間とすることで，設備への影響を考慮する。
3.6.1.1.5 操作性の確保
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の復水移送ポンプは，中央制御室の操作ス
イッチにより操作が可能な設計とし，系統構成に必要な弁は，中央制御室若しくは離れた場所での操作スイッチによる操作又は設置場所での手動操作が可能な設計とする。
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から接続，弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，付属の操作スイッチにより，設置場所での操作が可能な設計とし，系統構成に必要な弁は，中央制御室若しくは離れた場所での操作スイッチによる操作又は設置場所での手動操作が可能な設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，車両として屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を接続する接続口については，簡便な接続とし，接続治具を用いてホースを確実に接続することができる設計とする。また，6 号及び 7 号炉が相互に使用することができるよう，接続口の口径を統一する設計とする。

3.6-9

3.6.1.1.6
試験検査
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，機能・性能及び漏えいの有無の確認並びに弁の開閉動作の確認が可能な設計とする。
また，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の復水移送ポンプは，発電用原子炉の停止中に，分解及び外観の確認が可能な設計とする。
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，独立して機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とするとともに，分解又は取替えが可能な設計とする。
また，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，車両として運転状態の確認及び外観の確認が可能な設計とする。

3.6-10第 3.6－1 表

原子炉格納容器内の冷却等のための設備の主要機器仕様(1) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）
a. 復水移送ポンプ
第 3.4－1 表 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備の主要機器仕様に記載する。
(2) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）
a. 可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（6 号及び 7 号炉共用）
第 3.11－1 表 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備の主要機器仕様に記載する。

3.6-11

ドライウェル
MO
MO

MO

MO

原 子 炉 圧 力 容 器

NO

MO

燃料プール
冷却浄化系へMO

原子炉冷却材
浄化系へ

原 子 炉
格納容器

NO

MO

MO

給水系から
AO

燃料プール
冷却浄化系へ

AO

MO
MO
MO

MO

MO

MO

サプレッション・チェンバ
MO

MO
復 水
貯蔵槽

MO

MO

MO

復水移送ポンプ
MO

燃料プール
冷却浄化系へMOMO

3.6-12

MO

MO

燃料プール
冷却浄化系から

MO

MO

MO

MO

タービン建屋
各負荷へ

MO
燃料プール
冷却浄化系から

MO
MO

燃料プール
冷却浄化系から可搬型代替注水ポンプ（A-2級）
残留熱除去系ポンプ(B)

残留熱除去系ポンプ(A)

残留熱除去系ポンプ(C)

防火水槽
又は
淡水貯水池

MO
MO

（C）

原子炉補 機冷却系（A）

MO

残留熱除去系熱交換器

第 3.6－1 図(1)MO

原子炉補 機冷却系

MO

残留熱除去系熱交換器

MO

（B）

残留熱除去系熱交換器

MO

原子炉補 機冷却系

MO

MO
大容量送水車（海水取水用）海

屋内

屋外

原子炉格納容器内の冷却等のための設備系統概要図（代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却）（6 号炉）

ドライウェル
MO
MO

MO

MO

原 子 炉 圧 力 容 器

NO

MO

燃料プール
冷却浄化系へMO

原子炉冷却材
浄化系へ

原 子 炉
格納容器

NO

MO

MO

給水系から
AO

燃料プール
冷却浄化系へ

AO

MO
MO
MO

MO

MO

MO

サプレッション・チェンバ
MO

MO
復 水
貯蔵槽

MO

MO

MO

復水移送ポンプ
MO

燃料プール
冷却浄化系へMOMO

3.6-13

MO

MO

燃料プール
冷却浄化系から

MO

MO

MO

MO

タービン建屋
各負荷へ

MO
燃料プール
冷却浄化系から

MO
MO

燃料プール
冷却浄化系から可搬型代替注水ポンプ（A-2級）
残留熱除去系ポンプ(B)

残留熱除去系ポンプ(A)

残留熱除去系ポンプ(C)

防火水槽
又は
淡水貯水池

MO
MO

（C）

原子炉補 機冷却系（A）

MO

残留熱除去系熱交換器

第 3.6－1 図(2)MO

原子炉補 機冷却系

MO

残留熱除去系熱交換器

MO

（B）

残留熱除去系熱交換器

原子炉補 機冷却系

MO

MO
大容量送水車（海水取水用）海

屋内

屋外

原子炉格納容器内の冷却等のための設備系統概要図（代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却）（7 号炉）

ドライウェル
MO
MO

MO

MO
原 子 炉 圧 力 容 器

NO

MO

燃料プール
冷却浄化系へMO

原子炉冷却材
浄化系へ

原 子 炉
格納容器

NO

MO

MO

給水系から
AO

燃料プール
冷却浄化系へ

AO

MO
MO
MO

MO

MO

MO

サプレッション・チェンバ
MO

MO
復 水
貯蔵槽

MO

MO

MO

復水移送ポンプ
MO

燃料プール
冷却浄化系へMOMO

3.6-14

MO

MO

燃料プール
冷却浄化系から

MO

MO

MO

MO

タービン建屋
各負荷へ

MO
燃料プール
冷却浄化系から

MO
MO

燃料プール
冷却浄化系から可搬型代替注水ポンプ（A-2級）
残留熱除去系ポンプ(B)

残留熱除去系ポンプ(A)

残留熱除去系ポンプ(C)

防火水槽
又は
淡水貯水池

MO
MO

（C）

原子炉補機冷却系（A）

MO

残留熱除去系熱交換器

第 3.6－2 図(1)MO
原子炉補機冷却系

MO

残留熱除去系熱交換器

MO

（B）

残留熱除去系熱交換器

MO

原子炉補機冷却系

MO

MO
大容量送水車（海水取水用）海

屋内

屋外

原子炉格納容器内の冷却等のための設備系統概要図（代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却）（6 号炉）

ドライウェル
MO
MO

MO

MO

燃料プール
冷却浄化系へMOMOMO

原 子 炉 圧 力 容 器

NOMO

原子炉冷却材
浄化系へ

原 子 炉
格納容器

NO

MO

給水系から
AO

燃料プール
冷却浄化系へ

AO

MO
MO
MO

MO

MO
MO
サプレッション・チェンバ

MO

MO
復 水
貯蔵槽

MO

MO

MO

復水移送ポンプ
MO

燃料プール
冷却浄化系へMOMO

3.6-15

MO

MO

燃料プール
冷却浄化系から

MO

MO

MO

MO

タービン建屋
各負荷へ

MO
燃料プール
冷却浄化系から

MO
MO

燃料プール
冷却浄化系から可搬型代替注水ポンプ（A-2級）
残留熱除去系ポンプ(B)

残留熱除去系ポンプ(A)

残留熱除去系ポンプ(C)

防火水槽
又は
淡水貯水池

MO
MO

（C）

原子炉補機冷却系（A）

MO

残留熱除去系熱交換器

第 3.6－2 図(2)MO

原子炉補機冷却系

MO

残留熱除去系熱交換器

MO

（B）

残留熱除去系熱交換器

原子炉補機冷却系

MO

MO
大容量送水車（海水取水用）海

屋内

屋外

原子炉格納容器内の冷却等のための設備系統概要図（代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却）（7 号炉）

ドライウェル
MO
MO

MO

MO

原 子 炉 圧 力 容 器

NO

MO

燃料プール
冷却浄化系へMO

原子炉冷却材
浄化系へ

原 子 炉
格納容器

NO

MO

MO

給水系から
AO

燃料プール
冷却浄化系へ

AO

MO
MO
MO

MO

MO
MO
サプレッション・チェンバ

MO

MO
復 水
貯蔵槽

MO

MO

MO

復水移送ポンプ
MO

燃料プール
冷却浄化系へMOMO

3.6-16

MO

MO

燃料プール
冷却浄化系から

MO

MO

MO

MO

タービン建屋
各負荷へ

MO
燃料プール
冷却浄化系から

MO
MO

燃料プール
冷却浄化系から可搬型代替注水ポンプ（A-2級）
残留熱除去系ポンプ(B)

残留熱除去系ポンプ(A)

残留熱除去系ポンプ(C)

防火水槽
又は
淡水貯水池

MO
MO

（C）

原子炉補機冷却系（A）

MO

残留熱除去系熱交換器

MO

原子炉補機冷却系

MO

残留熱除去系熱交換器

MO

（B）

残留熱除去系熱交換器

MO

原子炉補機冷却系

MO

MO
大容量送水車（海水取水用）海第 3.6－3 図(1)

屋内

屋外

原子炉格納容器内の冷却等のための設備系統概要図（常設代替交流電源設備による残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）の復旧）（6 号炉）

ドライウェル
MO
MO

MO

MO
原 子 炉 圧 力 容 器

NO

MO

燃料プール
冷却浄化系へMO

原子炉冷却材
浄化系へ

原 子 炉
格納容器

NO

MO

MO

給水系から
AO

燃料プール
冷却浄化系へ

AO

MO

MO
MO
MO

MO

MO
MO
サプレッション・チェンバ

MO

MO
復 水
貯蔵槽

MO

MO

MO

復水移送ポンプ

燃料プール
冷却浄化系へMOMO

3.6-17

MO

MO

燃料プール
冷却浄化系から

MO

MO

MO

MO

タービン建屋
各負荷へ

MO
燃料プール
冷却浄化系から

MO
MO

燃料プール
冷却浄化系から可搬型代替注水ポンプ（A-2級）
残留熱除去系ポンプ(B)

残留熱除去系ポンプ(A)

残留熱除去系ポンプ(C)

防火水槽
又は
淡水貯水池

MO
MO

MO

（C）

原子炉補 機冷却系

MO

残留熱除 去系熱交換器（A）

原子炉補 機冷却系

MO

残留熱除 去系熱交換器

MO

（B）

残留熱除 去系熱交換器

原子炉補 機冷却系

MO

MO
大容量送水車（海水取水用）海第 3.6－3 図(2)屋内

屋外

原子炉格納容器内の冷却等のための設備系統概要図（常設代替交流電源設備による残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）の復旧）（7 号炉）

ドライウェル
MO
MO

MO

MO

原 子 炉 圧 力 容 器

NO

MO

燃料プール
冷却浄化系へMO

原子炉冷却材
浄化系へ

原 子 炉
格納容器

NO

MO

MO

給水系から
AO

燃料プール
冷却浄化系へ

AO

MO
MO
MO

MO

MO
MO
サプレッション・チェンバ

MO

MO
復 水
貯蔵槽

MO

MO

MO

復水移送ポンプ
MO

燃料プール
冷却浄化系へMOMO

3.6-18

MO

MO

燃料プール
冷却浄化系から

MO

MO

MO

MO

タービン建屋
各負荷へ

MO
燃料プール
冷却浄化系から

MO
MO

燃料プール
冷却浄化系から可搬型代替注水ポンプ（A-2級）
残留熱除去系ポンプ(B)

残留熱除去系ポンプ(A)

残留熱除去系ポンプ(C)

防火水槽
又は
淡水貯水池

MO
MO

MO

（C）

原子炉補機冷却系

MO

残留熱除去系熱交換器（A）

原子炉補機冷却系

第 3.6－4 図(1)MO

残留熱除去系熱交換器

MO

（B）

残留熱除去系熱交換器

MO

原子炉補機冷却系

MO

MO
大容量送水車（海水取水用）海

屋内

屋外

原子炉格納容器内の冷却等のための設備系統概要図（常設代替交流電源設備による残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）の復旧）（6 号炉）

ドライウェル
MO
MO

MO

MO

原 子 炉 圧 力 容 器

NO

MO

燃料プール
冷却浄化系へMO

原子炉冷却材
浄化系へ

原 子 炉
格納容器

NO

MO

MO

給水系から
AO

燃料プール
冷却浄化系へ

AO

MO
MO
MO

MO

MO
MO
サプレッション・チェンバ

MO

MO
復 水
貯蔵槽

MO

MO

MO

復水移送ポンプ
MO

燃料プール
冷却浄化系へMOMO

3.6-19

MO

MO

燃料プール
冷却浄化系から

MO

MO

MO

MO

タービン建屋
各負荷へ

MO
燃料プール
冷却浄化系から

MO
MO

燃料プール
冷却浄化系から可搬型代替注水ポンプ（A-2級）
残留熱除去系ポンプ(B)

残留熱除去系ポンプ(A)

残留熱除去系ポンプ(C)

防火水槽
又は
淡水貯水池

MO
MO

（C）

原子炉補機冷却系（A）

MO

残留熱除去系熱交換器

第 3.6－4 図(2)MO

原子炉補機冷却系

MO

残留熱除去系熱交換器

MO

（B）

残留熱除去系熱交換器

原子炉補機冷却系

MO

MO
大容量送水車（海水取水用）海

屋内

屋外

原子炉格納容器内の冷却等のための設備系統概要図（常設代替交流電源設備による残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）の復旧）（7 号炉）

3.6.1.2 重大事故等対処設備（設計基準拡張）
3.6.1.2.1
残留熱除去系
残留熱除去系の格納容器スプレイ冷却モード及びサプレッション・チェンバ・プ
ール水冷却モードは，想定される重大事故等時において，重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する。
残留熱除去系は，「2.3 重大事故等対処設備に関する基本方針」のうち，多様性，位置的分散等を除く設計方針を適用して設計を行う。
残留熱除去系主要機器仕様を第 3.6－2 表に，系統概要図を第 3.6－5 図及び第 3.5－6 図に示す。
3.6.1.2.1.1 悪影響防止
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
残留熱除去系の格納容器スプレイ冷却モード及びサプレッション・チェンバ・プ
ール水冷却モードは，設計基準事故対処設備として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
3.6.1.2.1.2
容量等
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
残留熱除去系ポンプ及び残留熱除去系熱交換器は，設計基準事故時の非常用炉心冷却機能と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合の容量が，重大事故等の収束に必要な容量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
3.6.1.2.1.3
環境条件等
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
残留熱除去系ポンプ及び残留熱除去系熱交換器は，原子炉建屋原子炉区域内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。残留熱除去系の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室で可能な設計とする。
3.6.1.2.1.4
操作性の確保基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
残留熱除去系は，想定される重大事故等時において，設計基準事故対処設備として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する設計とする。残留熱除去系は，中央制御室の操作スイッチにより操作が可能な設計とする。
3.6.1.2.1.5
試験検査
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
残留熱除去系は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び漏えいの有
無の確認が可能な設計とする。また，残留熱除去系ポンプ及び残留熱除去系熱交換器は，発電用原子炉の停止中に分解及び外観の確認が可能な設計とする。

3.6-20第 3.6－2 表(1) ポンプ
台容数量(2) 熱交換器
基数
伝熱容量

残留熱除去系主要機器仕様

3
約 950m3／h／台

3
約 8.1MW／基（海水温度 30℃において）

3.6-21

第 3.6－5 図

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）系統概要図

3.6-22

第 3.6－6 図

残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）
系統概要図

3.6-23

3.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備【50 条】【設置許可基準規則】（原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備）
第五十条 発電用原子炉施設には，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉
格納容器の破損を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な設備を設けなければならない。
（解釈）
１ 第５０条に規定する「原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
a) 格納容器圧力逃がし装置又は格納容器再循環ユニットを設置すること。
b) 上記ａ）の格納容器圧力逃がし装置とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
ⅰ）格納容器圧力逃がし装置は，排気中に含まれる放射性物質を低減するものであること。
ⅱ）格納容器圧力逃がし装置は，可燃性ガスの爆発防止等の対策が講じられていること。
ⅲ）格納容器圧力逃がし装置の配管等は，他の系統・機器（例えば SGTS）や他号機の格納容器圧力逃がし装置等と共用しないこと。ただし，他への悪影響がない場合を除く。
ⅳ）また，格納容器圧力逃がし装置の使用に際しては，必要に応じて，原子炉格納容器の負圧破損を防止する設備を整備すること。
ⅴ）格納容器圧力逃がし装置の隔離弁は，人力により容易かつ確実に開閉操作ができること。
ⅵ）炉心の著しい損傷時においても，現場において，人力で格納容器圧力逃がし装置の隔離弁の操作ができるよう，遮蔽又は離隔等の放射線防護対策がなされていること。
ⅶ）ラプチャーディスクを使用する場合は，バイパス弁を併置すること。ただし，格納容器圧力逃がし装置の使用の妨げにならないよう，十分に低い圧力に設定されたラプチャーディスク（原子炉格納容器の隔離機能を目的としたものではなく，例えば，配管の窒素充填を目的としたもの）を使用する場合又はラプチャーディスクを強制的に手動で破壊する装置を設置する場合を除く。
ⅷ）格納容器圧力逃がし装置は，長期的にも溶融炉心及び水没の悪影響を受けない
場所に接続されていること。
ⅸ）使用後に高線量となるフィルター等からの被ばくを低減するための遮蔽等の放射線防護対策がなされていること。

3.7-1

3.7.1 適合方針
炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な重大事故等対処設
備を設置及び保管する。原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備の系統概要図を第 3.7－1 図から第 3.7－4 図に記載する。
3.7.1.1 重大事故等対処設備
原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備のうち，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるための設備として，格納容器圧力逃がし装置及び代替循環
冷却系を設ける。
(1) 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるための重大事故等対処設備として，格納容器圧力逃がし装置を使用する。
格納容器圧力逃がし装置は，フィルタ装置，よう素フィルタ，ラプチャーディ
スク，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，原子炉格納容器内雰囲気ガスを不活性ガス系等を経由して，フィルタ装置及びよう素フィルタへ導き，放射性物質を低減させた後に原子炉建屋屋上に設ける放出口から排出することで，排気中に含まれる放射性物質の環境への放出量を低減しつつ，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下できる設計とする。
フィルタ装置は，排気中に含まれる粒子状放射性物質及びガス状の無機よう素を除去し，よう素フィルタは，排気中に含まれる有機よう素を除去できる設計とする。
本系統はサプレッション・チェンバ及びドライウェルと接続し，いずれからも排気できる設計とする。サプレッション・チェンバ側からの排気ではサプレッション・チェンバの水面からの高さを確保し，ドライウェル側からの排気では，ダイヤフラム・フロア面からの高さを確保するとともに有効燃料棒頂部よりも高い
位置に接続箇所を設けることで長期的にも溶融炉心及び水没の悪影響を受けない設計とする。
格納容器圧力逃がし装置は，排気中に含まれる可燃性ガスによる爆発を防ぐた
め，系統内を不活性ガス（窒素ガス）で置換した状態で待機させ，使用後においても不活性ガスで置換できる設計とするとともに，系統内に可燃性ガスが蓄積する可能性のある箇所にはバイパスラインを設け，可燃性ガスを連続して排出できる設計とすることで，系統内で水素濃度及び酸素濃度が可燃域に達することを防止できる設計とする。
格納容器圧力逃がし装置は，他の発電用原子炉とは共用しない設計とする。また，格納容器圧力逃がし装置と他の系統・機器を隔離する弁は直列で 2 弁設置し，格納容器圧力逃がし装置と他の系統・機器を確実に隔離することで，悪影響を及ぼさない設計とする。
格納容器圧力逃がし装置の使用後に再度，代替格納容器スプレイ冷却系等により原子炉格納容器内にスプレイする場合は，原子炉格納容器が負圧とならないよう，原子炉格納容器が規定の圧力に達した場合には，スプレイを停止する運用と
する。
3.7-2

格納容器圧力逃がし装置使用時の排出経路に設置される隔離弁は，遠隔手動弁
操作設備によって人力による操作が可能な設計とする。
遠隔手動弁操作設備の操作場所は，原子炉建屋内の原子炉区域外とし，必要に応じて遮蔽材を配置することで，放射線防護を考慮した設計とする。また，排出経路に設置される隔離弁のうち空気作動弁については，原子炉建屋内の原子炉区
域外への遠隔空気駆動弁操作用ボンベの設置に加え必要に応じて遮蔽材を設置し，離れた場所から遠隔空気駆動弁操作設備の配管を経由して高圧窒素ガスを供給することにより，容易かつ確実に操作が可能な設計とする。また，排出経路に設置される隔離弁のうち電動弁については，常設代替交流電源設備又は可搬型代
替交流電源設備からの給電により，中央制御室から操作が可能な設計とする。
系統内に設けるラプチャーディスクは，格納容器圧力逃がし装置の使用の妨げにならないよう，原子炉格納容器からの排気圧力と比較して十分に低い圧力で破裂する設計とする。
格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置等の周囲には遮蔽体を設け，格納容器
圧力逃がし装置の使用時に本系統内に蓄積される放射性物質から放出される放射線から作業員を防護する設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・フィルタ装置
・よう素フィルタ
・ラプチャーディスク
・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
・可搬型代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
・常設代替直流電源設備（3.14 電源設備）
・可搬型直流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
・代替所内電気設備（3.14 電源設備）
本系統の流路として，不活性ガス系，耐圧強化ベント系及び格納容器圧力逃がし装置の配管及び弁を重大事故等対処設備として使用する。
また，格納容器圧力逃がし装置使用時の排出経路に設置される隔離弁のうち空気作動弁に，高圧窒素ガスを供給するための流路として，遠隔空気駆動弁操作設
備の配管及び弁を重大事故等対処設備として使用する。
その他，設計基準対象施設である原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用する。
(2) 代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱
炉心の著しい損傷が発生した場合に原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるための重大事故等対処設備として，代替循環冷却系を使用する。
代替循環冷却系は，復水移送ポンプ，残留熱除去系熱交換器，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，復水移送ポンプによりサプレッション・チェンバのプー
ル水を残留熱除去系熱交換器にて冷却し，残留熱除去系等を経由して，原子炉圧
力容器又は原子炉格納容器下部へ注水するとともに，原子炉格納容器内へスプレ
イすることで原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下できる設計とする。原子炉
圧力容器に注水された水は，原子炉圧力容器又は原子炉格納容器内配管の破断口
等から流出し，原子炉格納容器内へスプレイされた水とともに，格納容器ベント
管に設けられている連通孔を経て，サプレッション・チェンバに戻ることで循環
3.7-3

する。
代替循環冷却系は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
残留熱除去系熱交換器は，代替循環冷却系で使用する代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）により冷却できる設計とする。
代替原子炉補機冷却系は，代替原子炉補機冷却水ポンプ及び熱交換器を搭載した熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用），配管・ホース・
弁類，計測制御装置等で構成し，熱交換器ユニットを原子炉補機冷却系に接続し，大容量送水車（熱交換器ユニット用）により熱交換器ユニットに海水を送水することで，残留熱除去系熱交換器で発生した熱を最終的な熱の逃がし場である海へ輸送できる設計とする。
大容量送水車（熱交換器ユニット用）の燃料は，燃料補給設備である軽油タン
ク及びタンクローリ（4kL）により補給できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・復水移送ポンプ・残留熱除去系熱交換器
・熱交換器ユニット（6 号及び 7 号炉共用）
・大容量送水車（熱交換器ユニット用）（6 号及び 7 号炉共用）・サプレッション・チェンバ（3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給
設備）
・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
・可搬型代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
・代替所内電気設備（3.14 電源設備）
・燃料補給設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
代替循環冷却系の流路として，高圧炉心注水系，復水補給水系の配管及び弁，給水系の配管，弁及びスパージャ，残留熱除去系の配管，弁及びストレーナ並びに格納容器スプレイ・ヘッダを重大事故等対処設備として使用する。
代替原子炉補機冷却系の流路として，原子炉補機冷却系の配管，弁及びサージタンク並びにホースを重大事故等対処設備として使用する。
その他，設計基準対象施設である原子炉圧力容器及び原子炉格納容器を重大事
故等対処設備として使用する。
その他，設計基準事故対処設備である非常用取水設備の海水貯留堰，スクリー
ン室及び取水路を重大事故等対処設備として使用する。
原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備の主要機器仕様を第 3.7－1 表に示す。
原子炉圧力容器については，「3.20 原子炉圧力容器」に記載する。
サプレッション・チェンバについては，「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備」に記載する。
原子炉格納容器については，「3.21 原子炉格納容器」に記載する。
常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，常設代替直流電源設備，可搬型直流電源設備，代替所内電気設備及び燃料補給設備については，「3.14 電源設備」に記載する。
3.7-4

非常用取水設備については，「3.23非常用取水設備」に記載する。

3.7-5

3.7.1.1.1 多様性，位置的分散
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
格納容器圧力逃がし装置及び代替循環冷却系は，共通要因によって同時に機能を損なわないよう，原理の異なる冷却及び原子炉格納容器内の減圧手段を用いること
で多様性を有する設計とする。
格納容器圧力逃がし装置及び代替循環冷却系は，非常用交流電源設備に対して多様性を有する常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電により駆動できる設計とする。
格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置及びよう素フィルタ並びにラプチャー
ディスクは原子炉建屋近傍の屋外に設置し，代替循環冷却系の復水移送ポンプは廃棄物処理建屋内に，残留熱除去系熱交換器及びサプレッション・チェンバは原子炉建屋内に設置することで共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
代替循環冷却系に使用する代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，格納容器圧力逃がし装置から離れた屋外に分散して保管することで，格納容器圧力逃がし装置と共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
熱交換器ユニットの接続口は，共通要因によって接続できなくなることを防止するため，位置的分散を図った複数箇所に設置する設計とする。
電源設備の多様性，位置的分散については「3.14 電源設備」に記載する。
3.7.1.1.2 悪影響防止
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
格納容器圧力逃がし装置は，通常時は弁により他の系統と隔離し，重大事故等時に弁操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，格納容器圧力逃がし装置は，重大事故等時の排出経路と非常用ガス処理系，原子炉区域・タービン区域換気空調系等の他系統及び機器との間に隔離弁を直列に 2 弁設置し，格納容器圧力逃がし装置使用時に確実に隔離することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
代替循環冷却系は，通常時は弁により他の系統と隔離し，重大事故等時に弁操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，サプレッション・チェンバのプール水に含まれる放射性物質の系外放出を防止するため，代替循環冷却系は閉ループにて構成する設計とする。
代替循環冷却系に使用する代替原子炉補機冷却系は，通常時は熱交換器ユニット
を接続先の系統と分離して保管し，重大事故等時に接続，弁操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，原子炉補機冷却系と代替原子炉補機冷却系を同時に使用しないことにより，相互の機能に悪影響を及ぼさない設計とする。
熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，治具や輪留めによる固定等をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，飛散物となって他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

3.7-6

3.7.1.1.3 容量等
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置及びよう素フィルタは，想定される重大事故等時において，原子炉格納容器内を減圧させるため，原子炉格納容器内で発生する蒸気量に対して，十分な排出流量を有する設計とする。
フィルタ装置は，想定される重大事故等時において，粒子状放射性物質に対する除去効率が 99.9%以上確保できる設計とする。また，スクラバ水の待機時の薬物添
加濃度は，想定される重大事故等時のスクラバ水の pH 値の低下を考慮しても，無機よう素に対する除去効率が 99.9%以上確保できる pH 値を維持できる設計とする。
フィルタ装置は，サプレッション・チェンバへの排水及び薬液注入によるスクラバ
水の pH 値の調整が可能な設計とする。フィルタ装置の金属フィルタは，想定される重大事故等時において，金属フィルタに流入するエアロゾル量に対して十分な容量を有する設計とする。
よう素フィルタの銀ゼオライト吸着層は，想定される排気ガスの流量に対して，
有機よう素に対する除去効率が 98%以上となるために必要な排気ガス滞留時間を確保できる吸着層の厚さ及び有効面積を有する設計とする。
ラプチャーディスクは，格納容器圧力逃がし装置の使用の妨げにならないよう，
原子炉格納容器からの排気圧力と比較して十分に低い圧力で破裂する設計とする。
代替循環冷却系の復水移送ポンプは，設計基準対象施設の復水補給水系と兼用しており，設計基準対象施設としての復水移送ポンプ 2 台におけるポンプ流量が，炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器の破損を防止するために必要な流量に対して十分であるため，設計基準対象施設と同仕様で設計する。
代替循環冷却系の残留熱除去系熱交換器は，設計基準事故対処設備の残留熱除去系と兼用しており，設計基準事故対処設備としての伝熱容量が，炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器の破損を防止するために必要な伝熱容量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
代替循環冷却系で使用する代替原子炉補機冷却系は，炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器の破損を防止するために必要な伝熱容量を有する設計とする。
代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット
用）は，炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去系熱交換器で発生した熱を除去するために必要な伝熱容量及びポンプ流量を有する熱交換器ユニッ
ト 1 セット 1 式と大容量送水車（熱交換器ユニット用）1 セット 1 台を使用する。
熱交換器ユニットの保有数は，6 号及び 7 号炉共用で 4 セット 4 式に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 式（6 号及び 7 号炉共用）の合計 5 式を保管する。大容量送水車（熱交換器ユニット用）の保有数は，6号及び 7 号炉共用で 4 セット 4 台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 台（6 号及び 7 号炉共用）の合計 5 台を保管する。
また，代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，想定される重大事故等時において，代替循環冷却系による原子炉格
納容器内の減圧及び除熱と燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プールの除熱を同時に使用するため，各系統の必要な流量を同時に確保できる容量を有する設計
とする。

3.7-7

3.7.1.1.4 環境条件等
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置，よう素フィルタ及びラプチャーディス
クは，屋外に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
格納容器圧力逃がし装置の排出経路に設置される隔離弁のうち原子炉建屋内に設置する弁の操作は，原子炉建屋内の原子炉区域外への遠隔手動弁操作設備の設置及び必要に応じた遮蔽材の設置により，想定される重大事故等時において，離れた場所から人力で容易かつ確実に手動操作が可能な設計とする。また，排出経路に設置される隔離弁のうち空気作動弁については，原子炉建屋内の原子炉区域外への遠隔空気駆動弁操作用ボンベの設置に加え必要に応じて遮蔽材を設置し，離れた場所
から遠隔空気駆動弁操作設備の配管を経由して高圧窒素ガスを供給することにより，容易かつ確実に操作が可能な設計とする。また，排出経路に設置される隔離弁のうち電動弁については，中央制御室から操作が可能な設計とする。フィルタ装置，よう素フィルタの周囲及び必要に応じて配管等の周囲に遮蔽体を設けることで，屋外に設置する弁の操作，スクラバ水の排水，給水操作等のフィルタ装置周辺での操作が可能な設計とする。
代替循環冷却系の復水移送ポンプは廃棄物処理建屋内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
復水移送ポンプの操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室で可能な設計とする。
代替循環冷却系の残留熱除去系熱交換器は原子炉建屋原子炉区域内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
代替循環冷却系の系統構成に必要な弁の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室若しくは離れた場所から遠隔で可能な設計又は設置場所で可能な設計とする。代替循環冷却系運転後における弁の操作は，配管等の周囲の線量を考慮して，中央制御室又は離れた場所から遠隔で可能な設計とする。
代替循環冷却系に使用する代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は屋外に保管及び設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
熱交換器ユニットの常設設備との接続及び操作は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。
代替原子炉補機冷却系の系統構成に必要な弁の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室若しくは離れた場所から遠隔で可能な設計又は設置場所で可能な設計とする。
大容量送水車（熱交換器ユニット用）の熱交換器ユニットとの接続及び操作は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。
また，熱交換器ユニットの海水通水側及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）
は，使用時に海水を通水するため，海水影響を考慮した設計とし，海から直接取水する際の異物の流入防止を考慮した設計とする。
代替循環冷却系運転後における配管等の周囲の線量低減のため，フラッシングが可能な設計とする。

3.7-8

3.7.1.1.5 操作性の確保
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
格納容器圧力逃がし装置は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。
格納容器圧力逃がし装置使用時の排出経路に設置される隔離弁には，炉心の著しい損傷が発生した場合において，現場において人力で弁の操作ができるよう，遠隔手動弁操作設備を設置するとともに，操作場所は原子炉建屋内の原子炉区域外とし，必要に応じて遮蔽材を設置することで，容易かつ確実に人力による操作が可能な設計とする。また，排出経路に設置される隔離弁のうち，空気作動弁については，遠隔空気駆動弁操作用ボンベ及び遠隔空気駆動弁操作設備を設置するとともに，操作場所を原子炉建屋内の原子炉区域外とし，必要に応じて遮蔽材を設置することで，容易かつ確実に操作が可能な設計とする。また，排出経路に設置される隔離弁のう
ち電動弁については，中央制御室の操作スイッチにより操作が可能な設計とする。
代替循環冷却系は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。
復水移送ポンプは，中央制御室の操作スイッチにより操作が可能な設計とし，系統構成に必要な弁は，中央制御室若しくは離れた場所での操作スイッチにより操作又は設置場所での手動操作が可能な設計とする。また，代替循環冷却系の運転中に残留熱除去系ストレーナが閉塞した場合においては，逆洗操作が可能な設計とする。
代替循環冷却系に使用する代替原子炉補機冷却系は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から接続，弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。
代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，付属の操作スイッチにより，設置場所での操作が可能な設計とする。代替
原子炉補機冷却系の系統構成に必要な弁の操作は，中央制御室若しくは離れた場所
での操作スイッチによる操作又は設置場所での手動操作が可能な設計とする。
熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，車両として屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。
熱交換器ユニットを接続する接続口については，フランジ接続とし，一般的に使用される工具を用いて，ホースを確実に接続することができる設計とする。また，
6 号及び 7 号炉が相互に使用することができるよう，接続口の口径を統一する設計とする。
大容量送水車（熱交換器ユニット用）と熱交換器ユニットとの接続は，簡便な接続とし，結合金具を用いてホースを確実に接続できる設計とする。
3.7.1.1.6 試験検査
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
格納容器逃がし装置は，発電用原子炉の停止中に排出経路の隔離弁の開閉動作及び漏えいの確認が可能な設計とする。
格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置は，発電用原子炉の停止中に内部構造物の外観の確認が可能な設計とする。また，よう素フィルタは，発電用原子炉の停止中に内部構造物の外観の確認及び内部に設置されている銀ゼオライト試験片を用いた性能の確認が可能な設計とする。
3.7-9

ラプチャーディスクは，発電用原子炉の停止中に取替えが可能な設計とする。
代替循環冷却系は，発電用原子炉の運転中又は停止中に弁の開閉動作の確認が可能な設計とする。また，復水移送ポンプ及び残留熱除去系熱交換器は，発電用原子炉の停止中に分解及び外観の確認が可能な設計とする。
代替循環冷却系に使用する代替原子炉補機冷却系は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び漏えいの有無の確認並びに弁の開閉動作の確認が可能な設計とする。また，代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニットの代替原子炉補機冷却水ポンプ及び熱交換器は，発電用原子炉の運転中又は停止中に分解又は取替えが可能な設計とする。代替原子炉補機冷却系の大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に独立して機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とするとともに，分解又は取替えが可能な設計とする。
また，熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，車両としての運転状態の確認及び外観の確認が可能な設計とする。

3.7-10枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

第 3.7－1 表

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備の主要機器仕様(1) 格納容器圧力逃がし装置兼用する設備は以下のとおり。
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備
a. フィルタ装置
個数
1
系統設計流量
約 31.6kg/s
放射性物質除去効率
99.9%以上（粒子状放射性物質及び無機よう素に対
して）
材
料
スクラバ水
水酸化ナトリウム水溶液（pH以上）
金属フィルタステンレス鋼b. よう素フィルタ個数2
系統設計流量
約 15.8kg/s（1 基あたりの設計流量）
放射性物質除去効率98%以上（有機よう素に対して）材
料
銀ゼオライトc. ラプチャーディスク個数2
設定破裂圧力約 100kPa[gage](2) 代替循環冷却系
a. 復水移送ポンプ
第 3.4－1 表 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備の主要機器仕様に記載する。
b. 残留熱除去系熱交換器
伝熱容量
約 8.1MWc. 熱交換器ユニット（6 号及び 7 号炉共用）
第 3.5－1 表 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の主要機器仕様に記載する。
d. 大容量送水車（熱交換器ユニット用）（6 号及び 7 号炉共用）
第 3.5－1 表 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の主要機器仕様に記載する。

3.7-11

主排気筒
フィルタ装置RE
出口放射線モニタ
ラプチャーディスク
配管遮蔽

オリフィス
Ｎ２ベントライン

H2E

フィルタ装置水素濃度

遠隔空気駆動弁操作設備

AO
原子炉区域・タービン区域
換気空調系へフィルタベント遮蔽壁
Ｎ２供給ライン

H2E

よう素
フィルタ

オリフィス

非常用ガス処理系
排風機へ

AO

原子炉区域運転階から

AO

遠隔手動
弁操作設備

ドライウェル

遠隔手動
弁操作設備
遠隔手動
弁操作設備

MO

遠隔手動
弁操作設備
遠隔空気駆動弁操作設備

・

遠隔手動
弁操作設備

原
子
炉
圧
力
容
器

AO

遠隔手動
弁操作設備

遠隔空気駆動弁操作用ボンベ
遠隔空気駆動弁操作設備

MO

・

遠隔手動
弁操作設備

AO

サプレッション・チェンバ

ドレン移送ポンプ

遠隔空気
駆動弁
操作用
ボンベ

MO

遠隔手動
弁操作設備
遠隔手動
弁操作設備

MO

MO

3.7-12

給水ライン

遠隔手動
弁操作設備

AO

原子炉建屋内の原子炉区域外

ド
レ
ン
タ
ン
ク

遠隔空気
駆動弁
操作用
ボンベ

遠隔空気駆動弁操作設備

AO

Ｎ２ベントライン

遠隔空気
駆動弁
操作用
ボンベ

遠隔手動
弁操作設備

MO

原子炉区域運転階から
フィルタ
装置

AO

・

フィルタ装置水素濃度

ラプチャーディスク

耐圧強化ベント系
放射線モニタ・

パージ用排風機
MO
非常用ガス処理系
排風機へ

RE

遠隔手動
弁操作設備

Ｎ２供給ライン

MO
遠隔手動
弁操作設備

非常用ガス処理系から

配管遮蔽
MO

遠隔手動
弁操作設備

遠隔手動
弁操作設備
遠隔手動
弁操作設備

第 3.7－1 図(1)

遠隔手動
弁操作設備

原子炉建屋原子炉区域

MO

原子炉建屋内の原子炉区域外非常用ガス処理系から可燃性ガス濃度制御系
気水分離器から

タービン建屋MO

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備系統概要図（格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器の減圧及び除熱）（6 号炉）

大物搬入口
Ｎ２供給ライン主排気筒

ラプチャーディスク
オリフィス

耐圧強化ベント系 RE
放射線モニタ

配管遮蔽

Ｎ２ベントラインMO
H2E

フィルタ装置RE
出口放射線モニタ

遠隔空気駆動弁操作設備

フィルタ装置
水素濃度

AO
原子炉区域・タービン区域
換気空調系へ・

パージ用排風機
MO

非常用ガス処理系
排風機へ

フィルタベント遮蔽壁
Ｎ２供給ライン

H2E

よう素
フィルタ

オリフィス

AO

3.7-13

原子炉建屋内の原子炉区域外原子炉区域運転階から

AO

給水ライン

遠隔手動
弁操作設備

遠隔手動
弁操作設備

MO

遠隔手動
弁操作設備
遠隔手動
弁操作設備

MO

遠隔手動
弁操作設備

ドライウェル

遠隔空気駆動弁操作設備

・

原
子
炉
圧
力
容
器

AO

遠隔空気
駆動弁
操作用
ボンベ

MO

ド
レ
ン
タ
ン
ク

遠隔空気
駆動弁
操作用
ボンベ

遠隔空気駆動弁操作設備

AO

AO

Ｎ２ベントライン

遠隔手動
弁操作設備
遠隔手動
弁操作設備

MO

原子炉区域運転階から
フィルタ
装置

AO

・

フィルタ装置水素濃度

ラプチャーディスク

非常用ガス処理系
排風機へ

遠隔空気駆動弁操作用ボンベ

遠隔手動
弁操作設備

遠隔空気駆動弁操作用ボンベ
遠隔空気駆動弁操作設備

遠隔手動
弁操作設備

MO

遠隔手動
弁操作設備
遠隔手動
弁操作設備

・
AO

サプレッション・チェンバ

遠隔手動
弁操作設備

ドレン移送ポンプ
MO
遠隔手動
弁操作設備

非常用ガス処理系から

配管遮蔽

MO
遠隔手動
弁操作設備

遠隔手動
弁操作設備
遠隔手動
弁操作設備

遠隔手動
弁操作設備

第 3.7－1 図(2)

原子炉建屋原子炉区域

MO

原子炉建屋内の原子炉区域外Ｎ２供給ラインタービン建屋

非常用ガス処理系から可燃性ガス濃度制御系
気水分離器からMO

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備系統概要図（格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器の減圧及び除熱）（7 号炉）

大物搬入口
Ｎ２供給ラインドライウェル
MO
MO

原 子 炉
格納容器

MO

MO
原

NO

MO

NO

子

MO

MO

炉
圧

給水系から

力

燃料プール
冷却浄化系へAO

容
MO

原子炉冷却材
浄化系へ

燃料プール
冷却浄化系へ

AO

器

MO

MO
MO
MO

MO

MO
復 水
貯蔵槽

MO

MO

MO

復水移送ポンプMOMO
サプレッション・チェンバ
MO

燃料プール
冷却浄化系へMOMO

3.7-14

MO

燃料プール
冷却浄化系から

MO

MO

MO

MO

MO

MO

タービン建屋
各負荷へ

MO

燃料プール
冷却浄化系からMO

燃料プール
冷却浄化系から可搬型代替注水ポンプ（A-2級）
残留熱除去系ポンプ(B)

残留熱除去系ポンプ(A)

残留熱除去系ポンプ(C)

防火水槽
又は
淡水貯水池

MO
MO

MO

代
替
原
子
炉
補
機
冷
却
系
MO

第 3.7－2 図(1)

MO
残
留
熱
除
去
（B） 系
熱
交
換
器

残
留
熱
除
去
系 （A）
熱
交
換
器

MO

MO
原
子
炉
補
機
冷
却
系

残
留
熱
除
去
系 （C）
熱
交
換
器

MO
原
子
炉
補
機
冷
却
系

大容量送水車（海水取水用）
屋内

屋外
海

MO

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備系統概要図（代替循環冷却系による原子炉格納容器の減圧及び除熱（原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器へのスプレイを実施する場合））（6 号炉）

ドライウェル
MO
MO

原 子 炉
格納容器

MO

MO
原

NO

MO

NO

子

MO

MO

炉
圧
力

燃料プール
冷却浄化系へ

給水系から
AO

容
MO

原子炉冷却材
浄化系へ

燃料プール
冷却浄化系へ

AO

器

MO

MO
MO
MO

MO

MO
復 水
貯蔵槽

MO

MO

MO

復水移送ポンプMOMO
サプレッション・チェンバ
MO

燃料プール
冷却浄化系へMOMO

3.7-15MO

燃料プール
冷却浄化系から

MO

MO

MO

MO

MO

MO

タービン建屋
各負荷へ

MO

燃料プール
冷却浄化系からMO

燃料プール
冷却浄化系から可搬型代替注水ポンプ（A-2級）
残留熱除去系ポンプ(B)

残留熱除去系ポンプ(A)

残留熱除去系ポンプ(C)

防火水槽
又は
淡水貯水池

MO
MO

代
替
原
子
炉
補
機
冷
却
系
MO

第 3.7－2 図(2)

MO
残
留
熱
除
去
（B） 系
熱
交
換
器

残
留
熱
除
去
系 （A）
熱
交
換
器

MO

MO
原
子
炉
補
機
冷
却
系

残
留
熱
除
去
系 （C）
熱
交
換
器

MO
原
子
炉
補
機
冷
却
系

大容量送水車（海水取水用）

海

屋内

屋外

MO

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備系統概要図（代替循環冷却系による原子炉格納容器の減圧及び除熱（原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器へのスプレイを実施する場合））（7 号炉）

ドライウェル
MO
MO

原 子 炉
格納容器

MO

MO
原

NO

MO

NO

子

MO

MO

炉
圧
力

燃料プール
冷却浄化系へ

給水系から
AO

容
MO

原子炉冷却材
浄化系へ

燃料プール
冷却浄化系へ

AO

器

MO

MO
MO
MO

MO

MO
復 水
貯蔵槽

MO

MO

MO

復水移送ポンプMOMO
サプレッション・チェンバ
MO

燃料プール
冷却浄化系へMOMO

3.7-16

MO

燃料プール
冷却浄化系から

MO

MO

MO

MO

MO

MO

タービン建屋
各負荷へ

MO

燃料プール
冷却浄化系からMO

燃料プール
冷却浄化系から可搬型代替注水ポンプ（A-2級）
残留熱除去系ポンプ(B)

残留熱除去系ポンプ(A)

残留熱除去系ポンプ(C)

防火水槽
又は
淡水貯水池

MO
MO

MO

代
替
原
子
炉
補
機
冷
却
系
MO

第 3.7－3 図(1)

MO
残
留
熱
除
去
（B） 系
熱
交
換
器

残
留
熱
除
去
系 （A）
熱
交
換
器

MO

MO
原
子
炉
補
機
冷
却
系

残
留
熱
除
去
系 （C）
熱
交
換
器

MO
原
子
炉
補
機
冷
却
系

大容量送水車（海水取水用）
屋内

屋外
海

MO

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備系統概要図（代替循環冷却系による原子炉格納容器の減圧及び除熱（原子炉格納容器下部への注水及び原子炉格納容器へのスプレイを実施する場合））（6 号炉）

ドライウェル
MO
MO

原 子 炉
格納容器

MO

MO
原

NO

MO

NO

子

MO

MO

炉
圧
力

燃料プール
冷却浄化系へ

給水系から
AO

容
MO

原子炉冷却材
浄化系へ

燃料プール
冷却浄化系へ

AO

器

MO

MO
MO
MO

MO

MO
復 水
貯蔵槽

MO

MO

MO

復水移送ポンプMOMO
サプレッション・チェンバ
MO

燃料プール
冷却浄化系へMOMO

3.7-17

MO

燃料プール
冷却浄化系から

MO

MO

MO

MO

MO

MO

タービン建屋
各負荷へ

MO

燃料プール
冷却浄化系からMO

燃料プール
冷却浄化系から可搬型代替注水ポンプ（A-2級）
残留熱除去系ポンプ(B)

残留熱除去系ポンプ(A)

残留熱除去系ポンプ(C)

防火水槽
又は
淡水貯水池

MO
MO

代
替
原
子
炉
補
機
冷
却
系
MO

第 3.7－3 図(2)

MO
残
留
熱
除
去
（B） 系
熱
交
換
器

残
留
熱
除
去
系 （A）
熱
交
換
器

MO

MO
原
子
炉
補
機
冷
却
系

残
留
熱
除
去
系 （C）
熱
交
換
器

MO
原
子
炉
補
機
冷
却
系

大容量送水車（海水取水用）

海

屋内

屋外

MO

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備系統概要図（代替循環冷却系による原子炉格納容器の減圧及び除熱（原子炉格納容器下部への注水及び原子炉格納容器へのスプレイを実施する場合））（7 号炉）

淡水
原子炉補機冷却系（B）
系残
熱留
交熱
換除
器去

海水
屋内

屋外
熱 交 換 器 ユ ニ

ッ ト

MO

残留熱除去系機器等

3.7-18

原子炉補機
冷却水ポンプ
代替原子炉補機
冷却水ポンプ

熱交換器

大容量送水車（熱交換器ユニット用）
原子炉補機冷却水系
熱 交 換 器海第 3.7－4 図(1)

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備系統概要図（代替循環冷却系による原子炉格納容
器内の減圧及び除熱（代替原子炉補機冷却系））（その 1）

淡水
原子炉補機冷却系（B）
系残
熱留
交熱
換除
器去

海水
屋内

屋外
熱

交

換

器

ユ

ニ

ッ

ト

MO

残留熱除去系機器等

3.7-19

原子炉補機
冷却水ポンプ

代替原子炉補機
冷却水ポンプ
熱交換器

大容量送水車（熱交換器ユニット用）
原子炉補機冷却水系
熱 交 換 器海第 3.7－4 図(2)原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備系統概要図（代替循環冷却系による原子炉格納容
器内の減圧及び除熱（代替原子炉補機冷却系））（その 2）

3.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備【51 条】【設置許可基準規則】（原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備）
第五十一条 発電用原子炉施設には，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，溶融し，原子炉格納容器の下部に落下した炉心を冷却するために必要な設備を設けなければならない。
（解釈）
１ 第 51 条に規定する「溶融し，原子炉格納容器の下部に落下した炉心を冷却するために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。なお，原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却は，溶融炉心・コンクリート相互作用(MCCI)を抑制すること及び溶融炉心が拡がり原子炉
格納容器バウンダリに接触することを防止するために行われるものである。
ａ）原子炉格納容器下部注水設備を設置すること。原子炉格納容器下部注水設備とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
ⅰ）原子炉格納容器下部注水設備（ポンプ車及び耐圧ホース等）を整備すること。
（可搬型の原子炉格納容器下部注水設備の場合は，接続する建屋内の流路をあらかじめ敷設すること。）
ⅱ）原子炉格納容器下部注水設備は，多重性又は多様性及び独立性を有し，位置的分散を図ること。（ただし，建屋内の構造上の流路及び配管を除く。）
ｂ）これらの設備は，交流又は直流電源が必要な場合は代替電源設備からの給電を可能とすること。

3.8-1

3.8.1 適合方針
炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，溶融し，原子炉格納容器の下部に落下した炉心を冷却するために必要な重大事
故等対処設備を設置及び保管する。
原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心を冷却することで，溶融炉心・コンクリ
ート相互作用（MCCI）を抑制し，溶融炉心が原子炉格納容器バウンダリに接触することを防止する。
原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備の系統概要図を第 3.8－1
図から第 3.8－6 図に示す。
3.8.1.1 重大事故等対処設備
原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備のうち，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止できるよう，原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却を行うための設備として，格納容器下部注水系（常設）及び格納容器下部注水系（可搬型）を設ける。また，溶融炉心が原子炉格納容器下部へと落下した場合に，ドライウェル高電導度廃液サンプ及びドライウェル低電導度廃液サンプへの溶融炉心の流入を抑制し，かつ格納容器下部注水系（常設）又は格納容器下部注水系（可搬型）とあわせて，ドライウェル高電導度廃液サンプ
及びドライウェル低電導度廃液サンプのコンクリートの侵食を抑制し，溶融炉心が原子炉格納容器バウンダリに接触することを防止するための設備として，コリウムシールドを設ける。
(1) 原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却に用いる設備
a. 格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部への注水
原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却を行うための重大事故等対処設備として，格納容器下部注水系（常設）を使用する。
格納容器下部注水系（常設）は，復水移送ポンプ，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，復水移送ポンプにより，復水貯蔵槽の水を復水補給水系等を経由して原子炉格納容器下部へ注水し，溶融炉心が落下するまでに原子炉格納容器下部にあらかじめ十分な水位を確保するとともに，落下した溶融炉心を冷却できる設計とする。
格納容器下部注水系（常設）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流
電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
また，コリウムシールドは，溶融炉心が原子炉格納容器下部へと落下した場
合において，ドライウェル高電導度廃液サンプ及びドライウェル低電導度廃液
サンプへの溶融炉心の流入を抑制し，かつ格納容器下部注水系（常設）とあわせて，ドライウェル高電導度廃液サンプ及びドライウェル低電導度廃液サンプのコンクリートの侵食を抑制し，溶融炉心が原子炉格納容器バウンダリに接触することを防止できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・復水移送ポンプ・コリウムシールド・復水貯蔵槽（3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
3.8-2

・可搬型代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
・代替所内電気設備（3.14 電源設備）
本系統の流路として，復水補給水系及び高圧炉心注水系の配管及び弁を重大事故等対処設備として使用する。
その他，設計基準対象施設である原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用する。
b. 格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水
原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却を行うための重大事故等対処設備として，格納容器下部注水系（可搬型）を使用する。
格納容器下部注水系（可搬型）は，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），配管・ホース・弁類，計測制御装置等で構成し，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）により，代替淡水源の水を復水補給水系を経由して原子炉格納容器下部へ注水し，溶融炉心が落下するまでに原子炉格納容器下部にあらかじめ十分な水位を確保するとともに，落下した溶融炉心を冷却できる設計とする。
格納容器下部注水系（可搬型）は，代替淡水源が枯渇した場合において，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である大容量送水車（海水取水用）
により海を利用できる設計とする。
格納容器下部注水系（可搬型）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交
流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。また，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，ディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。燃料は，燃料補給設備である軽油タンク及びタンクローリ（4kL）
により補給できる設計とする。
また，コリウムシールドは，溶融炉心が原子炉格納容器下部へと落下した場
合において，ドライウェル高電導度廃液サンプ及びドライウェル低電導度廃液
サンプへの溶融炉心の流入を抑制し，かつ格納容器下部注水系（常設）とあわせて，ドライウェル高電導度廃液サンプ及びドライウェル低電導度廃液サンプのコンクリートの侵食を抑制し，溶融炉心が原子炉格納容器バウンダリに接触することを防止できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（6 号及び 7 号炉共用）・コリウムシールド・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
・可搬型代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
・代替所内電気設備（3.14 電源設備）
・燃料補給設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
本系統の流路として，復水補給水系の配管及び弁並びにホースを重大事故等対処設備として使用する。
その他，設計基準対象施設である原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用する。
(2) 溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止に用いる設備
a. 低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水
炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉心の原子炉格納容器下部への落3.8-3

下を遅延・防止するための重大事故等対処設備として，低圧代替注水系（常設）を使用する。なお，この場合は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入と並行して行う。
本系統の詳細については，「3.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」に記載する。
b. 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水
炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延・防止するための重大事故等対処設備として，低圧代替注水系（可搬型）を使用する。なお，この場合は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入と並行して行う。
本系統の詳細については，「3.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」に記載する。
c. 高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水
炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延・防止するための重大事故等対処設備として，高圧代替注水系を使用する。なお，この場合は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入と並行して行う。
本系統の詳細については，「3.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」に記載する。
d. ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入
炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延・防止するための重大事故等対処設備として，ほう酸水注入系を使用する。
ほう酸水注入系は，炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉心の原子炉格
納容器下部への落下を遅延・防止するために，低圧代替注水系（常設），低圧
代替注水系（可搬型）又は高圧代替注水系のいずれかによる注水と並行して，原子炉圧力容器へのほう酸水注入を行い，未臨界を維持できる設計とする。
本系統の詳細については，「3.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備」に記載する。
原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備の主要機器仕様を第 3.8－
1 表に示す。
大容量送水車（海水取水用），復水貯蔵槽については，「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備」に記載する。
原子炉格納容器については，「3.21 原子炉格納容器」に記載する。
常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，代替所内電気設備及び燃料補給設備については，「3.14 電源設備」に記載する。

3.8-4

3.8.1.1.1 多重性又は多様性及び独立性，位置的分散
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
格納容器下部注水系（常設）及び格納容器下部注水系（可搬型）は，共通要因によって同時に機能を損なわないよう，格納容器下部注水系（常設）の復水移送ポン
プを代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源
設備からの給電による電動機駆動とし，格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代
替注水ポンプ（A-2 級）をディーゼルエンジンによる駆動とすることで，多様性を有する設計とする。
格納容器下部注水系（常設）の電動弁は，代替所内電気設備を経由した常設代替
交流電源設備若しくは可搬型代替交流電源設備からの給電による遠隔操作を可能とすること，又はハンドルを設けて手動操作を可能とすることで，非常用所内電気
設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電に対して多重性又は多様性及び独立性を有する設計とする。
また，格納容器下部注水系（常設）及び格納容器下部注水系（可搬型）の水源は，それぞれ復水貯蔵槽と代替淡水源とすることで，異なる水源を有する設計とする。
復水移送ポンプは，廃棄物処理建屋内に設置し，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）
は廃棄物処理建屋から離れた屋外に分散して保管することで，共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
格納容器下部注水系（可搬型）の電動弁は，代替所内電気設備を経由した常設代
替交流電源設備若しくは可搬型代替交流電源設備からの給電による遠隔操作を可能とすること，又はハンドルを設けて手動操作を可能とすることで，非常用所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電に対して多重性又は多様性及び独立性を有する設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の接続口は，共通要因によって接続できなくなることを防止するため，位置的分散を図った複数箇所に設置する設計とする。
これらの多様性及び系統の独立性並びに位置的分散によって，格納容器下部注水系（常設）及び格納容器下部注水系（可搬型）は，重大事故等対処設備としての独立性を有する設計とする。
電源設備の多重性又は多様性及び独立性，位置的分散については「3.14 電源設備」に記載する。
3.8.1.1.2 悪影響防止
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
格納容器下部注水系（常設）は，通常時は弁により他の系統と隔離し，重大事故等時に弁操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
格納容器下部注水系（可搬型）は，通常時は可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を接続先の系統と分離して保管し，重大事故等時に接続，弁操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，放射性物質を含む系統と含まない系統を区分するため，通常時に接続口を弁により隔離する設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，治具や輪留めによる固定等をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，飛散物となって他の設備に悪影響を及ぼさ
3.8-5

ない設計とする。
コリウムシールドは，他の設備と独立して設置することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，コリウムシールドは，下部にスリットを設けることで，原子炉格納容器下部に設置されているドライウェル高電導度廃液サンプの原子
炉冷却材圧力バウンダリからの原子炉冷却材の漏えい検出機能に対して悪影響を及ぼさない設計とする。
3.8.1.1.3 容量等
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
格納容器下部注水系（常設）の復水移送ポンプは，設計基準対象施設の復水補給
水系と兼用しており，設計基準対象施設としてのポンプ流量が，想定される重大事
故等時において，原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心を冷却するために必要な注水流量に対して十分であるため，設計基準対象施設と同仕様で設計する。また，
復水移送ポンプは，想定される重大事故等時において，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び格納容器下部注水系（常設）として同時に使用するため，各系統の必要な流量を同時に確保できる容量を有する設計とする。
格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，想定される重大事故等時において，原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心を冷却するために必要な注水流量を有するものを 1 セット 4 台使用する。保有数は，6 号及び 7 号
炉共用で 4 セット 16 台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 台（6 号及び 7 号炉共用）の合計 17 台を保管する。
コリウムシールドは，原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心が，ドライウェル
高電導度廃液サンプ及びドライウェル低電導度廃液サンプへ流入することを抑制するために必要な厚さ及び高さを有する設計とする。
3.8.1.1.4 環境条件等
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
格納容器下部注水系（常設）の復水移送ポンプは，廃棄物処理建屋内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。復水移送ポンプの操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室で可能な設計とする。
格納容器下部注水系（常設）の系統構成に必要な弁の操作は，想定される重大事
故等時において，中央制御室若しくは離れた場所から遠隔で可能な設計又は設置場所で可能な設計とする。
また，格納容器下部注水系（常設）は，淡水だけでなく海水も使用できるが，可能な限り淡水を優先し，海水通水を短期間とすることで，設備への影響を考慮する。
格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，屋外に保管及び設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の常設設備との接続及び操作は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。
格納容器下部注水系（可搬型）の系統構成に必要な弁の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室若しくは離れた場所から遠隔で可能な設計又は設置場所で可能な設計とする。
また，格納容器下部注水系（可搬型）は，淡水だけでなく海水も使用できるが，可能な限り淡水を優先し，海水通水を短期間とすることで，設備への影響を考慮す
3.8-6

る。
コリウムシールドは，原子炉格納容器下部に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
3.8.1.1.5 操作性の確保
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
格納容器下部注水系（常設）は，想定される重大事故等時において，通常時の系
統構成から弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。格納容器下部注水系（常設）の復水移送ポンプは，中央制御室の操作スイッチにより操作が可能な設計とし，系統構成に必要な弁は，中央制御室若しくは離れた場所での操作スイッチ
による操作又は設置場所での手動操作が可能な設計とする。
格納容器下部注水系（可搬型）は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から接続，弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。
格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，付属の操作スイッチにより，設置場所での操作が可能な設計とし，系統構成に必要な弁は，中央制御室若しくは離れた場所での操作スイッチによる操作又は設置場所での手動操作が可能な設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，車両として屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を接続する接続口については，簡便な接続とし，接続治具を用いてホースを確実に接続することができる設計とする。また，6 号及び 7 号炉が相互に使用することができるよう，接続口の口径を統一する設計とする。
3.8.1.1.6 試験検査
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
格納容器下部注水系（常設）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能
及び漏えいの有無の確認並びに弁の開閉動作の確認が可能な設計とする。また，格納容器下部注水系（常設）の復水移送ポンプは，発電用原子炉の停止中に分解及び外観の確認が可能な設計とする。
格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，独立して機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とするとともに，分解又は取替えが可能な設計とする。また，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，車両として運転状態の確認及び外観の確認が可能な設計とする。
コリウムシールドは，発電用原子炉の停止中に外観の確認が可能な設計とする。

3.8-7

第 3.8－1 表

原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備の主要機器仕様(1) 格納容器下部注水系（常設）
a. 復水移送ポンプ
第 3.4－1 表 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備の主要機器仕様に記載する。
(2) 格納容器下部注水系（可搬型）
a. 可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（6 号及び 7 号炉共用）
第 3.11－1 表 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備の主要機器仕様に記載する。
(3) コリウムシールド
材
質
高
さ
厚

さ

ジルコニア
約 0.85m（6 号炉）
約 0.65m（7 号炉）
約 0.13m（6 号及び 7 号炉）(4) 低圧代替注水系（常設）
a. 復水移送ポンプ
第 3.4－1 表 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備の主要機器仕様に記載する。
(5) 低圧代替注水系（可搬型）
a. 可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（6 号及び 7 号炉共用）
第 3.11－1 表 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備の主要機器仕様に記載する。
(6) 高圧代替注水系
ａ． 高圧代替注水系ポンプ
第 3.2－1 表 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備の主要機器仕様に記載する。
(7) ほう酸水注入系
ａ． ほう酸水注入系ポンプ
第 3.1－1 表 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備の主要機器仕様に記載する。

3.8-8

ドライウェル
MO
MO

原 子 炉
格納容器

MO

MO
原
子
炉

NO

MO

NO

圧
力

燃料プール
冷却浄化系へ
MO

MO

給水系から
AO

容
器

原子炉冷却材
浄化系へ

MO

燃料プール
冷却浄化系へ

AO

MO

MO
MO
MO

MO

MO

MO
サプレッション・チェンバ
MO

コリウム・
シールド

3.8-9

MO
燃料プール
冷却浄化系から

MO

MO

MO
復 水
貯蔵槽

MO

MO

MO

復水移送ポンプ

燃料プール
冷却浄化系へ

MO

MO

MO

MO

MO

MO

タービン建屋
各負荷へ

MO
燃料プール
冷却浄化系からMO

燃料プール
冷却浄化系から可搬型代替注水ポンプ（A-2級）
残留熱除去系ポンプ(B)

残留熱除去系ポンプ(A)

防火水槽
又は
淡水貯水池

残留熱除去系ポンプ(C)

MO
MO

MO
原
子
炉
補
機
冷
却
系

MO

MO

残
留
熱
除
去
（B） 系
熱
交
換
器

残
留
熱
除
去
系 （A）
熱
交
換
器

MO

MO
原
子
炉
補
機
冷
却
系

残
留
熱
除
去
系 （C）
熱
交
換
器

MO
大容量送水車（海水取水用）

原
子
炉
補
機
冷
却
系

海
屋内

屋外

MO

第 3.8－1 図(1)

原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備系統概要図（格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部への注水）（6 号炉）

ドライウェル
MO
MO

原 子 炉
格納容器

原
子
炉

NO

MO

NO

圧
力

燃料プール
冷却浄化系へ

MO

給水系から
AO

容
器

燃料プール
冷却浄化系へ

AO

MO
MO

MO
サプレッション・チェンバ
MO

コリウム・
シールド

3.8-10MO
燃料プール
冷却浄化系から

MO

MO

MO
復 水
貯蔵槽

MO

MO

MO

MO
MO

復水移送ポンプ
MO

MO

MO

原子炉冷却材
浄化系へ

MO

MO

MO

燃料プール
冷却浄化系へ

MO

MO

MO

MO

MO

MO

タービン建屋
各負荷へ

MO
燃料プール
冷却浄化系からMO

燃料プール
冷却浄化系から可搬型代替注水ポンプ（A-2級）
残留熱除去系ポンプ(A)

残留熱除去系ポンプ(B)

防火水槽
又は
淡水貯水池

残留熱除去系ポンプ(C)

MO
MO

MO
原
子
炉
補
機
冷
却
系

MO

残
留
熱
除
去
（B） 系
熱
交
換
器

残
留
熱
除
去
系 （A）
熱
交
換
器

MO

MO
原
子
炉
補
機
冷
却
系

残
留
熱
除
去
系 （C）
熱
交
換
器

MO
大容量送水車（海水取水用）

原
子
炉
補
機
冷
却
系

海
屋内

屋外

MO

第 3.8－1 図(2)原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備系統概要図（格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部への注水）（7 号炉）

ドライウェル
MO
MO

原 子 炉
格納容器

MO

MO
原

NO

MO

NO

子

MO

MO

炉
圧
力

燃料プール
冷却浄化系へ

給水系から
AO

容
器
MO

原子炉冷却材
浄化系へ

燃料プール
冷却浄化系へ

AO

MO

MO
MO
MO

MO

MO

MO
サプレッション・チェンバ
MO

コリウム・
シールド

3.8-11MO
燃料プール
冷却浄化系から

MO

MO

MO
復 水
貯蔵槽

MO

MO

MO

復水移送ポンプ

燃料プール
冷却浄化系へ

MO

MO

MO

MO

MO

MO

タービン建屋
各負荷へ

MO
燃料プール
冷却浄化系からMO

燃料プール
冷却浄化系から可搬型代替注水ポンプ（A-2級）
残留熱除去系ポンプ(B)

残留熱除去系ポンプ(A)

残留熱除去系ポンプ(C)

防火水槽
又は
淡水貯水池

MO
MO

MO
原
子
炉
補
機
冷
却
系

MO

MO

残
留
熱
除
去
（B） 系
熱
交
換
器

残
留
熱
除
去
系 （A）
熱
交
換
器

MO

MO
原
子
炉
補
機
冷
却
系

残
留
熱
除
去
系 （C）
熱
交
換
器

MO
大容量送水車（海水取水用）

原
子
炉
補
機
冷
却
系

海
屋内

屋外

MO

第 3.8－2 図(1)

原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備系統概要図（格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水）（6 号炉）

ドライウェル
MO
MO

原 子 炉
格納容器

MO

MO
原
子
炉

NO

MO

NO

圧
力

燃料プール
冷却浄化系へ
MO

MO

給水系から
AO

容
器

原子炉冷却材
浄化系へ

MO

燃料プール
冷却浄化系へ

AO

MO
MO
MO

MO

MO

MO
サプレッション・チェンバ
MO

コリウム・
シールド

3.8-12MO
燃料プール
冷却浄化系から

MO

MO

MO
復 水
貯蔵槽

MO

MO

MO

復水移送ポンプ
MO

燃料プール
冷却浄化系へ

MO

MO

MO

MO

MO

MO

タービン建屋
各負荷へ

MO
燃料プール
冷却浄化系からMO

燃料プール
冷却浄化系から可搬型代替注水ポンプ（A-2級）
残留熱除去系ポンプ(B)

残留熱除去系ポンプ(A)

残留熱除去系ポンプ(C)

防火水槽
又は
淡水貯水池

MO
MO

MO
原
子
炉
補
機
冷
却
系

MO

残
留
熱
除
去
（B） 系
熱
交
換
器

残
留
熱
除
去
系 （A）
熱
交
換
器

MO

MO
原
子
炉
補
機
冷
却
系

残
留
熱
除
去
系 （C）
熱
交
換
器

MO
大容量送水車（海水取水用）

原
子
炉
補
機
冷
却
系

海
屋内

屋外

MO

第 3.8－2 図(2)原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備系統概要図（格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水）（7 号炉）

ドライウェル
MO
MO

原 子 炉
格納容器

MO

MO
原
子

NO

MO

NO

MO

MO

炉
圧

給水系から

力

燃料プール
冷却浄化系へAO

容器
MO

原子炉冷却材
浄化系へ

燃料プール
冷却浄化系へ

AO

MO
MO
MO

MO

MO
復 水
貯蔵槽

MO

MO

MO

復水移送ポンプ
MO

MO
MO
サプレッション・チェンバ

MO

燃料プール
冷却浄化系へMOMO

3.8-13

MO
燃料プール
冷却浄化系から

MO

MO

MO

MO

MO

MO

タービン建屋
各負荷へ

MO
燃料プール
冷却浄化系からMO

燃料プール
冷却浄化系から可搬型代替注水ポンプ（A-2級）
残留熱除去系ポンプ(B)

残留熱除去系ポンプ(A)

残留熱除去系ポンプ(C)

防火水槽
又は
淡水貯水池

MO
MO

MO
原
子
炉
補
機
冷
却
系

MO

MO

残
留
熱
除
去
（B） 系
熱
交
換
器

残
留
熱
除
去
系 （A）
熱
交
換
器

MO

MO
原
子
炉
補
機
冷
却
系

残
留
熱
除
去
系 （C）
熱
交
換
器

MO
大容量送水車（海水取水用）

原
子
炉
補
機
冷
却
系

海
屋内

屋外

MO

第 3.8－3 図(1)

原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備系統概要図（低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水）（6 号炉）

ドライウェル
MO
MO

原 子 炉
格納容器

MO

MO
原
子
炉

NO

MO

NO

MO

MO

圧

給水系から

力

燃料プール
冷却浄化系へAO

容器
MO

原子炉冷却材
浄化系へ

燃料プール
冷却浄化系へ

AO

MO
MO
MO

MO

MO
復 水
貯蔵槽

MO

MO

MO

復水移送ポンプ
MO

MO
MO
サプレッション・チェンバ

MO

燃料プール
冷却浄化系へMOMO

3.8-14

MO
燃料プール
冷却浄化系から

MO

MO

MO

MO

MO

MO

タービン建屋
各負荷へ

MO
燃料プール
冷却浄化系からMO

燃料プール
冷却浄化系から可搬型代替注水ポンプ（A-2級）
残留熱除去系ポンプ(B)

残留熱除去系ポンプ(A)

残留熱除去系ポンプ(C)

防火水槽
又は
淡水貯水池

MO
MO

MO
原
子
炉
補
機
冷
却
系

MO

残
留
熱
除
去
（B） 系
熱
交
換
器

残
留
熱
除
去
系 （A）
熱
交
換
器

MO

MO
原
子
炉
補
機
冷
却
系

残
留
熱
除
去
系 （C）
熱
交
換
器

MO
大容量送水車（海水取水用）

原
子
炉
補
機
冷
却
系

海
屋内

屋外

MO

第 3.8－3 図(2)原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備系統概要図（低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水）（7 号炉）

ドライウェル
MO
MO

原 子 炉
格納容器

MO

MO
原
子
炉

NO

MO

NO

MO

MO

圧

給水系から

力

燃料プール
冷却浄化系へAO

容器
MO

原子炉冷却材
浄化系へ

燃料プール
冷却浄化系へ

AO

MO
MO
MO

MO

MO
復 水
貯蔵槽

MO

MO

MO

復水移送ポンプ
MO

MO
MO
サプレッション・チェンバ

MO

燃料プール
冷却浄化系へMOMO

3.8-15MO
燃料プール
冷却浄化系から

MO

MO

MO

MO

MO

MO

タービン建屋
各負荷へ

MO
燃料プール
冷却浄化系からMO

燃料プール
冷却浄化系から可搬型代替注水ポンプ（A-2級）
残留熱除去系ポンプ(B)

残留熱除去系ポンプ(A)

残留熱除去系ポンプ(C)

防火水槽
又は
淡水貯水池

MO
MO

MO
原
子
炉
補
機
冷
却
系

MO

MO

残
留
熱
除
去
（B） 系
熱
交
換
器

残
留
熱
除
去
系 （A）
熱
交
換
器

MO

MO
原
子
炉
補
機
冷
却
系

残
留
熱
除
去
系 （C）
熱
交
換
器

MO
大容量送水車（海水取水用）

原
子
炉
補
機
冷
却
系

海
屋内

屋外

MO

第 3.8－4 図(1)

原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備系統概要図（低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水）（6 号炉）

ドライウェル
MO
MO

原 子 炉
格納容器

MO

MO
原
子
炉

NO

MO

NO

MO

MO

圧

給水系から

力

燃料プール
冷却浄化系へAO

容器
MO

原子炉冷却材
浄化系へ

燃料プール
冷却浄化系へ

AO

MO
MO
MO

MO

MO
復 水
貯蔵槽

MO

MO

MO

復水移送ポンプ
MO

MO
MO
サプレッション・チェンバ

MO

燃料プール
冷却浄化系へMOMO

3.8-16

MO
燃料プール
冷却浄化系から

MO

MO

MO

MO

MO

MO

タービン建屋
各負荷へ

MO
燃料プール
冷却浄化系からMO

燃料プール
冷却浄化系から可搬型代替注水ポンプ（A-2級）
残留熱除去系ポンプ(B)

残留熱除去系ポンプ(A)

残留熱除去系ポンプ(C)

防火水槽
又は
淡水貯水池

MO
MO

MO
原
子
炉
補
機
冷
却
系

MO

残
留
熱
除
去
（B） 系
熱
交
換
器

残
留
熱
除
去
系 （A）
熱
交
換
器

MO

MO
原
子
炉
補
機
冷
却
系

残
留
熱
除
去
系 （C）
熱
交
換
器

MO
大容量送水車（海水取水用）

原
子
炉
補
機
冷
却
系

海
屋内

屋外

MO

第 3.8－4 図(2)原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備系統概要図（低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水）（7 号炉）

ドライウェル
原
子
炉
格
納
容
器

AO

給水系から

原
子

AO

給水系から

NO

AO

主蒸気管

炉
タービンへ

圧
力

AO
MO

容

MO

MO

MO

器

MO

MO
MO
サプレッション・チェンバ3.8-17

MO

MO
復水移送
ポンプへ
MO

復 水
貯蔵槽

MO

MO

原子炉隔離時冷却系
タービン

原子炉隔離時冷却系
ポンプ

MO

MO

高圧炉心注水系へ
HO

MO

MO

MO

高圧代替注水系ポンプ

第 3.8－5 図(1)高圧代替注水系
タービン

原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備系統概要図（高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水）（6 号炉）

ドライウェル
原
子
炉
格
納
容
器

AO

給水系から

原
子

AO

給水系から

NO

AO

主蒸気管

炉
タービンへ

圧
力

AO
MO

容

MO

MO

MO

器

MO

MO
MO
サプレッション・チェンバ3.8-18

MO

MO
復水移送
ポンプへ
MO

復 水
貯蔵槽

MO

MO

原子炉隔離時冷却系
タービン

原子炉隔離時冷却系
ポンプ

HO

MO

MO

MO

高圧炉心
注水系へ

MO

高圧炉心
注水系へ

MO

高圧代替注水系ポンプ

第 3.8－5 図(2)高圧代替注水系
タービン

原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備系統概要図（高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水）（7 号炉）

原子炉格納容器
内側
外側

NO

MO

所内用圧縮空気系から

高圧炉心
注水系から

純水補給水系から

原 子 炉
圧力容器

ほう酸水
注入系
テスト
タンク

3.8-19MOMO
ほう酸水注入系
貯 蔵 タ ン ク

ほう酸水
注入系ポンプ(B)

MO
MO

ほう酸水
注入系ポンプ(A)

第 3.8－6 図(1)

原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備系統概要図（ほう酸水注入系による進展抑制）（6 号炉）

スパージャ

原子炉格納容器
内側
外側

NO

MO

所内用圧縮空気系から

高圧炉心
注水系から

純水補給水系から

原 子 炉
圧力容器

ほう酸水
注入系
テスト
タンク

3.8-20MOMO
ほう酸水注入系
貯 蔵 タ ン ク

ほう酸水
注入系ポンプ(B)

MO
MO

ほう酸水
注入系ポンプ(A)

第 3.8－6 図(2)原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備系統概要図（ほう酸水注入系による進展抑制）（7 号炉）

スパージャ

3.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備【52 条】【設置許可基準規則】（水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備）
第五十二条 発電用原子炉施設には，炉心の著しい損傷が発生した場合において原
子炉格納容器内における水素による爆発（以下「水素爆発」という。）による破損を防止する必要がある場合には，水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために必要な設備を設けなければならない。
（解釈）
１ 第５２条に規定する「水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
＜BWR＞ａ）原子炉格納容器内を不活性化すること。
＜PWR のうち必要な原子炉＞ｂ）水素濃度制御設備を設置すること。
＜BWR 及びPWR 共通＞
ｃ）水素ガスを原子炉格納容器外に排出する場合には，排出経路での水素爆発を防止すること，放射性物質の低減設備，水素及び放射性物質濃度測定装置を設けること。
ｄ）炉心の著しい損傷時に水素濃度が変動する可能性のある範囲で測定できる監視設備を設置すること。
ｅ）これらの設備は，交流又は直流電源が必要な場合は代替電源設備からの給電を可能とすること。

3.9-1

3.9.1 適合方針
炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器内における水素による爆発（以下「水素爆発」という。）による破損を防止する必要がある場合には，水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために必要な重大事故等対処設
備を設置及び保管する。
水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備の系統概要図を第3.9－1 図から第 3.9－3 図に示す。
3.9.1.1 重大事故等対処設備
水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備のうち，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器内における水素爆発による破損を防止できるよう，原子炉格納容器内に滞留する水素ガス及び酸素ガスを大気へ排出するための設備として，格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系を設ける。
水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備のうち，炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内の水素濃度を監視する設備として，水素濃度監視設備を設ける。
また，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器内における水素爆発による破損を防止できるよう，発電用原子炉の運転中は，原子炉格納容器内を不活性ガス系により常時不活性化する設計とする。
(1) 炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉格納容器水素爆発防止
a. 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出
原子炉格納容器内に滞留する水素ガス及び酸素ガスを大気へ排出するための重大事故等対処設備として，格納容器圧力逃がし装置を使用する。
格納容器圧力逃がし装置は，フィルタ装置，よう素フィルタ，ラプチャーデ
ィスク，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，炉心の著しい損傷が発生した
場合において，原子炉格納容器内雰囲気ガスを不活性ガス系等を経由して，フィルタ装置及びよう素フィルタへ導き，放射性物質を低減させた後に原子炉建屋屋上に設ける放出口から排出することで，排気中に含まれる放射性物質の環境への排出を低減しつつ，ジルコニウム－水反応及び水の放射線分解により発生する原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスを大気に排出できる設計とする。
格納容器圧力逃がし装置は，排気中に含まれる可燃性ガスによる爆発を防ぐため，系統内を不活性ガス（窒素ガス）で置換した状態で待機させ，使用後においても不活性ガスで置換できる設計とし，排出経路に可燃性ガスが蓄積する
可能性のある箇所にはバイパスラインを設け，可燃性ガスを連続して排出できる設計とすることで，系統内で水素濃度及び酸素濃度が可燃域に達することを防止できる設計とする。
また，排出経路における水素濃度及び放射性物質濃度を測定し，監視できる
よう，水素ガスが蓄積する可能性のある排出経路の配管頂部にフィルタ装置水素濃度を設け，フィルタ装置出口配管にフィルタ装置出口放射線モニタを設ける。フィルタ装置水素濃度は，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源
設備から給電が可能な設計とする。また，フィルタ装置出口放射線モニタは，
3.9-2

常設代替直流電源設備又は可搬型直流電源設備から給電が可能な設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・フィルタ装置
・よう素フィルタ
・ラプチャーディスク・フィルタ装置水素濃度・フィルタ装置出口放射線モニタ・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
・可搬型代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
・代替所内電気設備（3.14 電源設備）
・常設代替直流電源設備（3.14 電源設備）
・可搬型直流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
本系統の流路として，不活性ガス系，耐圧強化ベント系及び格納容器圧力逃がし装置の配管及び弁を重大事故等対処設備として使用する。
また，格納容器圧力逃がし装置使用時の排出経路に設置される隔離弁のうち空気作動弁に，高圧窒素ガスを供給するための流路として，遠隔空気駆動弁操
作設備の配管及び弁を重大事故等対処設備として使用する。
その他，設計基準対象施設である原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用する。
本系統のうちフィルタ装置水素濃度及びフィルタ装置出口放射線モニタの詳細については，「3.15 計装設備」に記載し，その他系統の詳細については，「3.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備」に記載する。
b. 耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出
原子炉格納容器内に滞留する水素ガス及び酸素ガスを大気へ排出するための重大事故等対処設備として，耐圧強化ベント系を使用する。
水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために用いる耐圧強化ベ
ント系は，サプレッション・チェンバ，可搬型窒素供給装置，配管・ホース・
弁類，計測制御装置等で構成し，炉心の著しい損傷が発生した場合であって，代替循環冷却系を長期使用した際に，ジルコニウム－水反応及び水の放射線分解により原子炉格納容器内に発生する水素ガス及び酸素ガスを不活性ガス系
等を経由して，主排気筒（内筒）を通して大気に排出できる設計とする。
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内雰囲気ガスを排出するために使用する際には，排気中に含まれる水素ガス及び酸素ガスによる水素爆発を防止するため，系統待機中に原子炉格納容器から耐圧強化ベント
弁までの配管については，系統内を不活性ガス（窒素ガス）で置換しておく運用とする。また，排出経路に水素ガス及び酸素ガスが蓄積する可能性のある箇所についてはバイパスラインを設け，水素ガス及び酸素ガスを連続して排出できる設計とする。可搬型窒素供給装置は，外部より排出経路の配管へ不活性ガ
ス（窒素ガス）を供給できる設計とする。
耐圧強化ベント系はサプレッション・チェンバ及びドライウェルのいずれにも接続し，炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内の水
素ガス及び酸素ガスを排出するために使用する場合は，サプレッション・チェ
ンバのプール水によるスクラビング効果が期待できるサプレッション・チェン
3.9-3バ側からの排出経路のみを使用する。
また，排出経路における水素濃度及び放射性物質濃度を測定し，監視できる
よう，水素ガスが蓄積する可能性のある排出経路の配管頂部にフィルタ装置水素濃度を設け，排出経路の配管に耐圧強化ベント系放射線モニタを設ける。フ
ィルタ装置水素濃度は，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備から給電が可能な設計とする。また，耐圧強化ベント系放射線モニタは，常設代
替直流電源設備又は可搬型直流電源設備から給電が可能な設計とする。
可搬型窒素供給装置は，ディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・サプレッション・チェンバ・可搬型窒素供給装置（6 号及び 7 号炉共用）・フィルタ装置水素濃度・耐圧強化ベント系放射線モニタ・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
・可搬型代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
・代替所内電気設備（3.14 電源設備）
・常設代替直流電源設備（3.14 電源設備）
・可搬型直流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
本系統の流路として，不活性ガス系，耐圧強化ベント系及び非常用ガス処理
系の配管，弁並びに主排気筒（内筒），ホースを重大事故等対処設備として使用する。
また，耐圧強化ベント系使用時の排出経路に設置される隔離弁のうち空気作動弁に，高圧窒素ガスを供給するための流路として，遠隔空気駆動弁操作設備の配管及び弁を重大事故等対処設備として使用する。
その他，設計基準対象施設である原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用する。
本系統のうちフィルタ装置水素濃度及び耐圧強化ベント系放射線モニタの詳細については，「3.15 計装設備」に記載する。
(2) 原子炉格納容器内の水素濃度監視及び酸素濃度監視
a. 格納容器内水素濃度（SA）による原子炉格納容器内の水素濃度監視
原子炉格納容器内の水素濃度監視を行うための重大事故等対処設備として，格納容器内水素濃度（SA）を使用する。
格納容器内水素濃度（SA）は，炉心の著しい損傷が発生した時に水素濃度が変動する可能性のある範囲の水素濃度を中央制御室より監視できる設計とする。格納容器内水素濃度（SA）は，常設代替直流電源設備又は可搬型直流電源
設備から給電が可能な設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・格納容器内水素濃度（SA）
・常設代替直流電源設備（3.14 電源設備）
・可搬型直流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）b.
格納容器内雰囲気計装による原子炉格納容器内の水素濃度監視及び酸素濃
度監視
3.9-4

原子炉格納容器内の水素濃度監視及び酸素濃度監視を行うための重大事故等対処設備として，格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度を使用する。
格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度は，炉心の著しい損傷が発生した場合に，サンプリング装置により原子炉格納容器内の雰囲気ガスを原子炉区域内へ導き，検出器で測定することで，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度を中央制御室より監視できる設計とする。格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度は，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備から給電が可能な設計とする。なお，代替原子炉補機冷却系から冷却水を供給することにより，サンプリングガスを冷却できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・格納容器内水素濃度
・格納容器内酸素濃度・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
・可搬型代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備の主要機器仕様を
第 3.9－1 表に示す。
原子炉格納容器については，「3.21 原子炉格納容器」に記載する。
常設代替直流電源設備，可搬型直流電源設備，常設代替交流電源設備及び可搬型
代替交流電源設備については，「3.14 電源設備」に記載する。

3.9-5

3.9.1.1.1 多様性，位置的分散
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系は，非常用交流電源設備に対して多様性を有する常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備，及び常設代替
直流電源設備又は可搬型直流電源設備からの給電により駆動できる設計とする。
耐圧強化ベント系は，同一目的の水素爆発による原子炉格納容器の損傷を防止するための設備である可燃性ガス濃度制御系と異なる方式にて水素ガス及び酸素ガスの濃度を低減することで多様性を有する設計とし，共通要因によって同時に機能を損なわないよう，位置的分散を図る設計とする。
格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置及びよう素フィルタ並びにラプチャー
ディスクは原子炉建屋近傍の屋外に設置し，耐圧強化ベント系のサプレッション・
チェンバは原子炉建屋内に設置することで共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
格納容器内水素濃度（SA）は，格納容器内水素濃度と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，異なる計測方式とすることで多様性を有する設計とする。格
納容器内水素濃度（SA）は，格納容器内水素濃度と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，検出器の設置箇所も位置的分散を図る設計とする。また，格納容
器内水素濃度（SA）は，非常用交流電源設備に対して多様性を有する常設代替直流電源設備又は可搬型直流電源設備から給電が可能な設計とする。
格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度は，非常用交流電源設備に対して多様性を有する常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備から給電が可能な設計とする。また，サンプリングガスの冷却に必要な冷却水は，原子炉補機冷却系に対して多様性を有する代替原子炉補機冷却系から供給が可能な設計とする。
電源設備の多様性，位置的分散については，「3.14 電源設備」に記載する。代
替原子炉補機冷却系の多様性，位置的分散については，「3.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備」に記載する。
3.9.1.1.2 悪影響防止
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
耐圧強化ベント系は，通常時は弁により他の系統と隔離し，重大事故等時に弁操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
耐圧強化ベント系の可搬型窒素供給装置は，通常時は接続先の系統と分離して保管し，重大事故等時に接続，弁操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，放射性物質を含
む系統と含まない系統を区分するため，通常時に接続口を弁により隔離する設計とする。
可搬型窒素供給装置は，治具や輪留めによる固定等をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型窒素供給装置は，飛散物となって他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
格納容器内水素濃度（SA），格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度は，他の設備と電気的な分離をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

3.9-6

3.9.1.1.3 容量等
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
耐圧強化ベント系は，想定される重大事故等時において，代替循環冷却系を長期使用した際に，原子炉格納容器内に発生する水素ガス及び酸素ガスを大気へ排出し，水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために十分な排出流量を有する設計とする。
サプレッション・チェンバは，設計基準対象施設と兼用しており，設計基準対象施設としての保有水量が，想定される重大事故等時の原子炉格納容器内の水素ガス
及び酸素ガスを排出する際において，スクラビング効果による放射性物質の低減が可能な水量に対して十分であるため，設計基準対象施設と同仕様で設計する。
耐圧強化ベント系の可搬型窒素供給装置は，想定される重大事故等時に，代替循
環冷却系を長期使用した場合であって，耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内における水素ガス及び酸素ガスを排出する場合において，水素爆発を防止するため，水素ガス及び酸素ガスを排出する前までに排出経路の空気を窒素に置換するために十分な容量を有するものを１セット１台使用する。保有数は 6 号及び 7 号炉共用
で 2 セット 2 台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 台（6 号及び 7 号炉共用）の合計 3 台を保管する。
格納容器内水素濃度（SA）は，想定される重大事故等時に原子炉格納容器内の水素濃度が変動する可能性のある範囲を測定できる水素爆発による原子炉格納容器設計とする。
格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度は，想定される重大事故等時に原子炉格納容器内の水素爆発を防止するため，その可燃限界濃度を測定できる設計とする。
3.9.1.1.4 環境条件等
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
耐圧強化ベント系は，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
耐圧強化ベント系の排出経路に設置される隔離弁の操作は，想定される重大事故
等時において，原子炉建屋内の原子炉区域外への遠隔手動弁操作設備の設置及び必要に応じた遮蔽材の設置により，離れた場所から人力で容易かつ確実に手動操作が可能な設計とする。また，排出経路に設置される隔離弁のうち空気作動弁について
は，原子炉建屋内の原子炉区域外への遠隔空気駆動弁操作用ボンベの設置に加え必要に応じて遮蔽材を設置し，離れた場所から遠隔空気駆動弁操作設備の配管を経由して高圧窒素ガスを供給することにより，容易かつ確実に操作が可能な設計とする。
また，排出経路に設置される隔離弁のうち電動弁については，中央制御室から操作が可能な設計とする。
耐圧強化ベント系の可搬型窒素供給装置は，屋外に保管及び設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
可搬型窒素供給装置の常設設備との接続及び操作は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。
格納容器内水素濃度（SA）は，原子炉格納容器内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
3.9-7

格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度は，原子炉区域内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度のサンプリング装置の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室で可能な設計とする。
3.9.1.1.5 操作性の確保
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
耐圧強化ベント系は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から接続,弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。
耐圧強化ベント系は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から接続，弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。耐圧強化ベント系を使用する際の排出経路に設置される隔離弁は，遠隔手動弁操作設備を設置するとともに，操作場所は原子炉建屋内の原子炉区域外とし，必要に応じて遮蔽材を設置することで，容易かつ確実に人力による操作が可能な設計とする。また，排出経路に設置される隔離弁のうち，空気作動弁については，遠隔空気駆動弁操作用ボンベ及び遠隔空気駆動弁操作設備を設置するとともに，操作場所は原子炉建屋内の原子炉区域外とし，必要に応じて遮蔽材を設置することで，容易かつ確実に操作が可能な設計とする。また，排出経路に設置される隔離弁のうち，電動弁については，中央制御室の操作スイッチにより操作が可能な設計とする。
耐圧強化ベント系の可搬型窒素供給装置は，付属の操作スイッチにより，設置場
所での操作が可能な設計とし，系統構成に必要な弁は，設置場所での手動操作が可能な設計とする。
可搬型窒素供給装置は，車両として屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。
可搬型窒素供給装置を接続する接続口については，簡便な接続とし，ホースを確実に接続することができる設計とする。また，6 号及び 7 号炉が相互に使用することができるよう，接続口の口径を統一する設計とする。
格納容器内水素濃度（SA），格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度は，想定される重大事故等時において，他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。
格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度は，想定される重大事故等時において，中央制御室にて監視及びサンプリング装置の操作が可能な設計とする。
3.9.1.1.6 試験検査
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
耐圧強化ベント系は，発電用原子炉の停止中に排出経路の隔離弁の開閉動作及び漏えいの確認が可能な設計とする。
耐圧強化ベント系の可搬型窒素供給装置は，発電用原子炉の運転中又は停止中に独立して機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とするとともに，分解又は取替えが可能な設計とする。
サプレッション・チェンバは，発電用原子炉の運転中に水位の監視により異常のないことの確認が可能な設計とする。また，発電用原子炉の停止中に内部の確認及び気密性能の確認が可能な設計とする。
また，可搬型窒素供給装置は，車両として運転状態の確認及び外観の確認が可能
3.9-8

な設計とする。
格納容器内水素濃度（SA），格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度は，発電用原子炉の停止中に模擬入力による機能・性能の確認（特性の確認）及び校正が可能な設計とする。格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度のサンプリング装
置は，発電用原子炉の停止中に運転により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。

3.9-9

第 3.9－1 表

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備の主要機器仕様(1) 格納容器圧力逃がし装置
a. フィルタ装置
第 3.7－1 表 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備の主要機器仕様に記載する。
b. よう素フィルタ
第 3.7－1 表 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備の主要機器仕様に記載する。
c. ラプチャーディスク
第 3.7－1 表 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備の主要機器仕様に記載する。
d. フィルタ装置水素濃度
第 3.15－1 表 計装設備（重大事故等対処設備）の主要機器仕様に記載する。
e. フィルタ装置出口放射線モニタ
第 3.15－1 表 計装設備（重大事故等対処設備）の主要機器仕様に記載する。
(2) 耐圧強化ベント系
第 3.5－1 表 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の主要機器仕様に記載する。
a. サプレッション・チェンバ第 3.13－1 表 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備の主要機器仕様に記載する。
b. 可搬型窒素供給装置（6 号及び 7 号炉共用）台
数2（予備 1）
容量
約 70Nm3/h/台
c. フィルタ装置水素濃度
第 3.15－1 表 計装設備（重大事故等対処設備）の主要機器仕様に記載する。
d. 耐圧強化ベント系放射線モニタ
第 3.15－1 表 計装設備（重大事故等対処設備）の主要機器仕様に記載する。
(3) 水素濃度監視設備及び酸素濃度監視設備
a. 格納容器内水素濃度（SA）
第 3.15－1 表 計装設備（重大事故等対処設備）の主要機器仕様に記載する。
b. 格納容器内水素濃度
第 3.15－1 表 計装設備（重大事故等対処設備）の主要機器仕様に記載する。
c. 格納容器内酸素濃度
第 3.15－1 表 計装設備（重大事故等対処設備）の主要機器仕様に記載する。

3.9-10主排気筒
フィルタ装置RE
出口放射線モニタ
ラプチャーディスク
配管遮蔽

オリフィス
Ｎ２ベントライン

H2E

フィルタ装置水素濃度

遠隔空気駆動弁操作設備

AO

原子炉区域・タービン区域
換気空調系へ
非常用ガス処理系
排風機へ

フィルタベント遮蔽壁
H2E

よう素
フィルタ

オリフィス

非常用ガス処理系
排風機へ

遠隔空気駆動弁操作設備

AO

原子炉区域運転階から

AO

遠隔手動
弁操作設備
遠隔空気駆動弁操作設備

・

遠隔手動
弁操作設備

AO

遠隔空気駆動弁操作設備

・

遠隔空気駆動弁操作用ボンベ

遠隔手動
弁操作設備

AO

サプレッション・チェンバ

ドレン移送ポンプ

遠隔手動
弁操作設備

MO

遠隔手動
弁操作設備

Ｎ２供給ライン

MO
遠隔手動
弁操作設備

非常用ガス処理系から

配管遮蔽
MO

遠隔手動
弁操作設備

遠隔手動
弁操作設備
遠隔手動
弁操作設備

第 3.9－1 図(1)

遠隔手動
弁操作設備

原子炉建屋原子炉区域

遠隔空気
駆動弁
操作用
ボンベ

MO

遠隔手動
弁操作設備

遠隔手動
弁操作設備

遠隔手動
弁操作設備

MO

原
子
炉
圧
力
容
器

遠隔空気
駆動弁
操作用
ボンベ

MO

3.9-11

遠隔手動
弁操作設備

ドライウェル

遠隔空気
駆動弁
操作用
ボンベ

遠隔手動
弁操作設備

MO

原子炉建屋内の原子炉区域外

ド
レ
ン
タ
ン
ク

給水ライン

遠隔手動
弁操作設備

AO
AO

Ｎ２ベントライン

遠隔手動
弁操作設備

MO

原子炉区域運転階から

フィルタ
装置

AO

・

フィルタ装置水素濃度

ラプチャーディスク

耐圧強化ベント系
放射線モニタ・
パージ用排風機
MO

Ｎ２供給ラインRE

MO

原子炉建屋内の原子炉区域外非常用ガス処理系から可燃性ガス濃度制御系
気水分離器から

タービン建屋MO

大物搬入口
Ｎ２供給ライン

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備系統概要図（格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出）（6 号炉）

主排気筒

ラプチャーディスク
オリフィス

耐圧強化ベント系 RE
放射線モニタ

配管遮蔽

Ｎ２ベントラインMO
H2E

フィルタ装置RE
出口放射線モニタ

遠隔空気駆動弁操作設備

フィルタ装置
水素濃度

AO
原子炉区域・タービン区域
換気空調系へ・
パージ用排風機
MO

非常用ガス処理系
排風機へ

フィルタベント遮蔽壁
Ｎ２供給ライン

H2E

よう素
フィルタ

オリフィス

AO

原子炉建屋内の原子炉区域外原子炉区域運転階から

AO

給水ライン

遠隔手動
弁操作設備

遠隔手動
弁操作設備

MO

遠隔手動
弁操作設備
遠隔手動
弁操作設備

MO

遠隔手動
弁操作設備

ドライウェル

遠隔空気駆動弁操作設備

・

原
子
炉
圧
力
容
器

AO

遠隔空気
駆動弁
操作用
ボンベ

MO

3.9-12

ド
レ
ン
タ
ン
ク

遠隔空気
駆動弁
操作用
ボンベ

遠隔空気駆動弁操作設備

AO

AO

Ｎ２ベントライン

遠隔手動
弁操作設備
遠隔手動
弁操作設備

MO

原子炉区域運転階から
フィルタ
装置

AO

・

フィルタ装置水素濃度

ラプチャーディスク

非常用ガス処理系
排風機へ

遠隔空気駆動弁操作用ボンベ

遠隔手動
弁操作設備

遠隔空気駆動弁操作用ボンベ
遠隔空気駆動弁操作設備

遠隔手動
弁操作設備
遠隔手動
弁操作設備

MO

遠隔手動
弁操作設備

・
AO

サプレッション・チェンバ

遠隔手動
弁操作設備

ドレン移送ポンプ
MO
遠隔手動
弁操作設備

非常用ガス処理系から

配管遮蔽

MO
遠隔手動
弁操作設備

遠隔手動
弁操作設備
遠隔手動
弁操作設備

第 3.9－1 図(2)

遠隔手動
弁操作設備

原子炉建屋原子炉区域

MO

原子炉建屋内の原子炉区域外Ｎ２供給ラインタービン建屋

非常用ガス処理系から可燃性ガス濃度制御系
気水分離器からMO

大物搬入口
Ｎ２供給ライン

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備系統概要図（格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出）（7 号炉）

主排気筒

フィルタ装置RE
出口放射線モニタ
ラプチャーディスク
オリフィス

配管遮蔽

Ｎ２ベントライン

H2E
RE

フィルタ装置
水素濃度

AO

原子炉区域・タービン区域
換気空調系へ・

パージ用排風機
MO
非常用ガス処理系
排風機へ

フィルタベント遮蔽壁
Ｎ２供給ライン

H2E

よう素
フィルタ

オリフィス

AO

原子炉区域運転階からAO

ドライウェル

遠隔手動
弁操作設備

MO

遠隔手動
弁操作設備

AO

遠隔空気駆動弁操作用ボンベ

・

遠隔手動
弁操作設備

AO

サプレッション・チェンバ

ドレン移送ポンプ

遠隔手動
弁操作設備

MO

遠隔手動
弁操作設備

遠隔空気
駆動弁
操作用
ボンベ

MO

遠隔手動
弁操作設備
遠隔手動
弁操作設備

遠隔手動
弁操作設備
遠隔手動
弁操作設備

・
原
子
炉
圧
力
容
器

遠隔空気
駆動弁
操作用
ボンベ

MO

3.9-13

遠隔手動
弁操作設備

MO

原子炉建屋内の原子炉区域外

ド
レ
ン
タ
ン
ク

給水ライン

遠隔手動
弁操作設備

AO
AO

Ｎ２ベントライン

遠隔手動
弁操作設備

MO

原子炉区域運転階から
フィルタ
装置

AO

遠隔
空気
駆動弁
操作用
ボンベ

・

フィルタ装置水素濃度

ラプチャーディスク

非常用ガス処理系
排風機へ耐圧強化ベント系
放射線モニタ

Ｎ２供給ライン
MO
遠隔手動
弁操作設備

MO
遠隔手動
弁操作設備

遠隔手動
弁操作設備
遠隔手動
弁操作設備

遠隔手動
弁操作設備

原子炉建屋内の原子炉区域外非常用ガス処理系から配管遮蔽

原子炉建屋原子炉区域

MO

非常用ガス処理系から可燃性ガス濃度制御系
気水分離器から

タービン建屋MO

大物搬入口

Ｎ２供給ライン可搬型窒素供給装置

第 3.9－2 図(1)

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備系統概要図（耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出）（6 号炉）

主排気筒

ラプチャーディスク
オリフィス

耐圧強化ベント系 RE
放射線モニタ

配管遮蔽

Ｎ２ベントラインMO
H2E

フィルタ装置RE
出口放射線モニタ

フィルタ装置水素濃度

遠隔空気駆動弁操作用ボンベAO
原子炉区域・タービン区域
換気空調系へ・

パージ用排風機
MO
非常用ガス処理系
排風機へ

フィルタベント遮蔽壁
Ｎ２供給ライン

H2E

ラプチャーディスク
よう素
フィルタ

オリフィス

AO
AO

原子炉区域運転階から

AO

AO
原子炉区域運転階から

Ｎ２ベントライン

原子炉建屋内の原子炉区域外

ド
レ
ン
タ
ン
ク

給水ライン

遠隔手動
弁操作設備

ドライウェル
遠隔手動
弁操作設備

・

原
子
炉
圧
力
容
器

AO

遠隔手動
弁操作設備

MO

・
AO

サプレッション・チェンバ

遠隔手動
弁操作設備

ドレン移送ポンプ

Ｎ２供給ライン

MO
遠隔手動
弁操作設備

遠隔手動
弁操作設備
遠隔手動
弁操作設備

配管遮蔽

遠隔手動
弁操作設備

原子炉建屋内の原子炉区域外非常用ガス処理系から
MO

遠隔手動
弁操作設備

遠隔空気
駆動弁
操作用
ボンベ

遠隔空気駆動弁操作用ボンベ

遠隔手動
弁操作設備
遠隔手動
弁操作設備
遠隔手動
弁操作設備

遠隔手動
弁操作設備
遠隔手動
弁操作設備

MO

MO

遠隔手動
弁操作設備

遠隔空気
駆動弁
操作用
ボンベ

MO

3.9-14

フィルタ
装置

遠隔手動
弁操作設備
遠隔手動
弁操作設備

MO

・

フィルタ装置水素濃度

非常用ガス処理系
排風機へ

AO

原子炉建屋原子炉区域

MO

非常用ガス処理系から可燃性ガス濃度制御系
気水分離器から

タービン建屋MO

大物搬入口
Ｎ２供給ライン可搬型窒素供給装置

第 3.9－2 図(2)

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備系統概要図（耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出）（7 号炉）

凡例
信号系
冷却系
サンプリング配管

H2E

水素検出器

O2E

酸素検出器

原子炉建屋
中央制御室

ドライウェル

指示計

3.9-15

サンプリング
ポンプ
除湿器 冷却器
格納容器内水素濃度

H2E

O2E

H2E

格納容器内酸素濃度
サンプリング
ポンプ（代替）
原子炉補機冷却系

格納容器内
水素濃度（SA）

H2E
サプレッション・
チェンバ第 3.9－3 図 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備系統概要図（水素濃度監視設備及び酸素濃度監視設備）

指示計

3.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備【53 条】【設置許可基準規則】（水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備）
第五十三条
発電用原子炉施設には，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉建屋その他の原子炉格納容器から漏えいする気体状の放射性物質を格納するための施設（以下「原子炉建屋等」という。）の水素爆発による損傷を防止する必要がある場合には，水素爆発による当該原子炉建屋等の損傷を防止するために必要な設備を設けなければならない。
（解釈）
1 第53条に規定する「水素爆発による当該原子炉建屋等の損傷を防止するために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
a） 水素濃度制御設備（制御により原子炉建屋等で水素爆発のおそれがないことを示すこと。）又は水素排出設備（動的機器等に水素爆発を防止する機能を付けること。放射性物質低減機能を付けること。）を設置すること。
b） 想定される事故時に水素濃度が変動する可能性のある範囲で推定できる監視設備を設置すること。
c） これらの設備は，交流又は直流電源が必要な場合は代替電源設備からの給電を可能とすること。

3.10-1

3.10.1 適合方針
炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉建屋等の水素爆発による損傷を防止するために必要な重大事故等対処設備を設置する。
水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備の構造図及び系統概要図を第 3.10－1 図から第 3.10－3 図に示す。
3.10.1.1 重大事故等対処設備
水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備のうち，原子炉建屋等の損傷を防止するための水素濃度制御設備として，静的触媒式水素再結合器及び静的触媒式水素再結合器動作監視装置を設ける。また，原子炉建屋内の水素濃度が変動する可能性のある範囲にわたり測定するための設備として，原子炉建屋水素濃度監視設備を設ける。
(1) 水素濃度制御による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備
a. 静的触媒式水素再結合器による水素濃度の上昇抑制
水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備のうち，炉心の著しい損傷により原子炉格納容器から原子炉建屋内に水素ガスが漏えいした場
合において，原子炉建屋内の水素濃度上昇を抑制し，水素濃度を可燃限界未満に制御する重大事故等対処設備として，水素濃度制御設備である静的触媒式水素再結合器及び静的触媒式水素再結合器動作監視装置を使用する。
静的触媒式水素再結合器は，運転員の起動操作を必要とせずに，原子炉格納容器から原子炉建屋に漏えいした水素ガスと酸素ガスを触媒反応によって再結合させることで，原子炉建屋内の水素濃度の上昇を抑制し，原子炉建屋の水素爆発を防止できる設計とする。
静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，静的触媒式水素再結合器の入口側及び出口側の温度により静的触媒式水素再結合器の作動状態を中央制御室から監視できる設計とする。静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，常設代替
直流電源設備又は可搬型直流電源設備から給電が可能な設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・静的触媒式水素再結合器
・静的触媒式水素再結合器動作監視装置
・常設代替直流電源設備（3.14 電源設備）
・可搬型直流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
b. 水素濃度監視(a) 原子炉建屋水素濃度監視設備による水素濃度測定
水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備のうち，炉心の著しい損傷により原子炉格納容器から原子炉建屋内に漏えいした水素ガスの濃度を測定するため，炉心の著しい損傷が発生した場合に水素濃度が変動する可能性のある範囲で測定できる重大事故等対処設備として，原子炉建屋
水素濃度監視設備である原子炉建屋水素濃度を使用する。
原子炉建屋水素濃度は，中央制御室において連続監視できる設計とし，常設代替直流電源設備又は可搬型直流電源設備からの給電が可能な設計とする。
3.10-2

主要な設備は，以下のとおりとする。
・原子炉建屋水素濃度
・常設代替直流電源設備（3.14 電源設備）
・可搬型直流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）

水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備の主要機器仕様を第3.10－1 表に示す。
常設代替直流電源設備及び可搬型直流電源設備については，「3.14 電源設備」に記載する。

3.10-33.10.1.1.1 多様性，位置的分散
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
静的触媒式水素再結合器動作監視装置と原子炉建屋水素濃度は，共通要因によって同時に機能を損なわないよう，異なる計測方式とすることで多様性を有する設計とする。また，静的触媒式水素再結合器動作監視装置及び原子炉建屋水素濃度は，非常用交流電源設備に対して多様性を有する常設代替直流電源設備又は可搬型直流電源設備からの給電により作動できる設計とする。電源設備の多様性，位置的分散については，「3.14 電源設備」に記載する。
3.10.1.1.2 悪影響防止
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
静的触媒式水素再結合器は，燃料取替床壁面近傍に設置し，他の設備と独立して作動する設計とするとともに，重大事故等時の再結合反応による温度上昇が重大事
故等時に使用する他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
静的触媒式水素再結合器動作監視装置及び原子炉建屋水素濃度は，他の設備と電気的な分離を行うことで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，静的
触媒式水素再結合器動作監視装置は，静的触媒式水素再結合器内の水素ガス流路を妨げない配置及び寸法とすることで，静的触媒式水素再結合器の水素処理性能に悪影響を及ぼさない設計とする。
3.10.1.1.3 容量等
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
静的触媒式水素再結合器は，想定される重大事故等時において，有効燃料部の被覆管がジルコニウム－水反応により全て反応したときに発生する水素ガス（約1,600kg）が，原子炉格納容器の設計圧力の 2 倍における原子炉格納容器漏えい率
に対して保守的に設定した漏えい率（10%/日）で漏えいした場合において，ガス状
よう素による性能低下及び水素再結合反応開始の不確かさを考慮しても，原子炉建屋の水素濃度及び酸素濃度が可燃領域に達することを防止するために必要な水素処理容量を有する設計とする。
また，静的触媒式水素再結合器は，原子炉建屋内の水素ガスの効率的な除去を考慮して分散させ，適切な位置に配置する。
静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，静的触媒式水素再結合器作動時に想定される温度範囲を測定できる設計とする。
原子炉建屋水素濃度は，燃料取替床の天井付近及び非常用ガス処理系吸込配管付
近に分散させた適切な位置に配置し，想定される重大事故等時において，原子炉建
屋内の水素濃度を測定できる設計とする。また，原子炉建屋水素濃度は，燃料取替
床以外の水素ガスが漏えいする可能性の高いエリアにも設置し，水素ガスの早期検知及び滞留状況を把握できる設計とする。
3.10.1.1.4 環境条件等
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
静的触媒式水素再結合器，静的触媒式水素再結合器動作監視装置及び原子炉建屋
水素濃度は，原子炉区域内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
3.10-4

3.10.1.1.5 操作性の確保
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
静的触媒式水素再結合器，静的触媒式水素再結合器動作監視装置及び原子炉建屋
水素濃度は，想定される重大事故等時において，他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。
静的触媒式水素再結合器は，水素ガスと酸素ガスが流入すると触媒反応によって受動的に起動する設備とし，操作不要な設計とする。静的触媒式水素再結合器動作
監視装置及び原子炉建屋水素濃度は，中央制御室で監視が可能な設計とする。
3.10.1.1.6 試験検査
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
静的触媒式水素再結合器は，発電用原子炉の停止中に機能・性能の確認として触媒カートリッジの水素処理性能の確認及び外観の確認が可能な設計とする。
静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，発電用原子炉の停止中に模擬入力による機能・性能の確認（特性の確認）及び校正が可能な設計とする。
原子炉建屋水素濃度は，発電用原子炉の停止中に模擬入力による機能・性能の確認（特性の確認）及び校正が可能な設計とする。

3.10-5

第 3.10－1 表 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備の主要機器仕様(1) 静的触媒式水素再結合器
種
類
触媒反応式
個
数
56
水素処理容量
約 0.25kg/h/個（水素濃度 4.0vol%，100℃，
大気圧において）(2) 静的触媒式水素再結合器動作監視装置
第 3.15－1 表 計装設備（重大事故等対処設備）の主要機器仕様に記載する。
(3) 原子炉建屋水素濃度
第 3.15－1 表 計装設備（重大事故等対処設備）の主要機器仕様に記載する。

3.10-6

3.10-7
第 3.10－1 図 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備構造図(静的触媒式水素再結合器による水素濃度の上昇抑制）

凡例
信号系

静的触媒式水素再結合器
動作監視装置TE

中央制御室へ

TE

原子炉建屋
TE
静的触媒式水素再結合器

中央制御室へTE

ドライウェル3.10-8

原
子
炉
圧
力
容
器

TE

中央制御室

TEより

指示計

TEより

サプレッション・
チェンバ第 3.10－2 図

水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備系統概要図（静的触媒式水素再結合器による水素濃度の上昇抑制）

温度検出器

凡例
信号系

H2E
原子炉建屋水素濃度

H2E

中央制御室へ

原子炉建屋

H2E
H2E

ドライウェル3.10-9中央制御室へ
H2E(上部ドライウェル
所員用エアロック)

原
子
炉
圧
力
容
器

中央制御室

H2E

指示計

(上部ドライウェル
機器搬入用ハッチ)

H2Eより
H2Eより
H2Eより

H2E
中央制御室へ
H2E(下部ドライウェル
所員用エアロック)第 3.10－3 図

サプレッション・
チェンバ(サプレッション・
チェンバ出入口)

H2E(下部ドライウェル
機器搬入用ハッチ)

水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備系統概要図（原子炉建屋水素濃度監視設備による水素濃度測定）

水素検出器

3.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備【54 条】【設置許可基準規則】（使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備）
第五十四条 発電用原子炉施設には，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能又は注水機能が喪失し，又は使用済燃料貯蔵槽からの水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位が低下した場合において貯蔵槽内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するために必要な設備を設けなければならない。
２ 発電用原子力施設には，使用済燃料貯蔵槽からの大量の水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位が異常に低下した場合において貯蔵
槽内燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し，及び臨界を防止するために必要な設備を設けなければならない。
（解釈）
１ 第１項に規定する「使用済燃料貯蔵槽の冷却機能又は注水機能が喪失し，又は使用済燃料貯蔵槽からの水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位が低下した場合」とは，本規程第３７条３－１(a)及び(b)で定義する
想定事故１及び想定事故２において想定する使用済燃料貯蔵槽の水位の低下をいう。
２ 第１項に規定する「貯蔵槽内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
ａ）代替注水設備として，可搬型代替注水設備（注水ライン及びポンプ車等）を配備すること。
ｂ）代替注水設備は，設計基準対象施設の冷却設備及び注水設備が機能喪失し，又は小規模な漏えいがあった場合でも，使用済燃料貯蔵槽の水位を維持できるものであること。
３ 第２項に規定する「貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し，及び臨界を防止するために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
ａ）スプレイ設備として，可搬型スプレイ設備（スプレイヘッダ，スプレイライ
ン及びポンプ車等）を配備すること。
ｂ）スプレイ設備は，代替注水設備によって使用済燃料貯蔵槽の水位が維持できない場合でも，燃料損傷を緩和できるものであること。
ｃ）燃料損傷時に，できる限り環境への放射性物質の放出を低減するための設備を整備すること。
４ 第１項及び第２項の設備として，使用済燃料貯蔵槽の監視は，以下によること。
ａ）使用済燃料貯蔵槽の水位，水温及び上部の空間線量率について，燃料貯蔵設備に係る重大事故等により変動する可能性のある範囲にわたり測定可能である
こと。
ｂ）これらの計測設備は，交流又は直流電源が必要な場合には，代替電源設備からの給電を可能とすること。
ｃ）使用済燃料貯蔵槽の状態をカメラにより監視できること。

3.11-1

3.11.1 適合方針
使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，又は使用済燃料プールからの水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料プールの水位が低下した場合において使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。
使用済燃料プールからの大量の水の漏えいその他の要因により使用済燃料プー
ルの水位が異常に低下した場合において，使用済燃料プール内燃料体等の著しい損
傷の進行を緩和し，及び臨界を防止するために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。
使用済燃料プールの冷却等のための設備の系統概要図を第 3.11－1 図から第3.11－5 図，第 3.11－7 図及び第 3.11－8 図に示す。また，使用済燃料プールの監視等のための設備の系統概要図を第 3.11－6 図に示す。
3.11.1.1 重大事故等対処設備
使用済燃料プールの冷却等のための設備のうち，使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，又は使用済燃料プールからの小規模な水の漏えいその他の要因により使用済燃料プールの水位が低下した場合においても使用済燃料プール内
燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止できるよう使用済燃料プールの水位を維持するための設備，並びに使用済燃料プールからの大量の水の漏えいその他の要因により使用済燃料プールの水位が異常に低下した場合においても使用済燃料プール内燃料体等の著しい損傷を緩和し，及び臨界を防止するための設備として，燃料プール代替注水系を設ける。
使用済燃料プールに接続する配管の破損等により，使用済燃料プールディフュー
ザ配管からサイフォン現象による水の漏えいが発生した場合に，漏えいの継続を防止するため，ディフューザ配管上部にサイフォンブレーク孔を設ける。また，現場での手動弁の隔離操作によっても漏えいを停止できる設計とする。
使用済燃料プールの冷却等のための設備のうち，使用済燃料プール内燃料体等の著しい損傷に至った場合において大気への放射性物質の拡散を抑制するための設備として原子炉建屋放水設備を設ける。
使用済燃料プールの冷却等のための設備のうち，重大事故等時において，使用済
燃料プールの状態を監視するための設備として，使用済燃料プールの監視設備を設ける。
(1) 使用済燃料プールの冷却機能若しくは注水機能の喪失時又は使用済燃料プー
ル水の小規模な漏えい発生時に用いる設備
a. 燃料プール代替注水(a) 燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料
プールへの注水
残留熱除去系及び燃料プール冷却浄化系の有する使用済燃料プールの冷却機能及び補給機能が喪失し，又は使用済燃料プールに接続する配管の破損等により使用済燃料プール水の小規模な漏えいにより使用済燃料プールの水位が低下した場合に，使用済燃料プール内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するための重大事故等対処設備として，燃料プール代
替注水系を使用する。
燃料プール代替注水系は，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級），可搬型代替注
3.11-2

水ポンプ（A-2 級），常設スプレイヘッダ，配管・ホース・弁類，計測制御装置等で構成し，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）又は可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）により，代替淡水源の水を
燃料プール代替注水系配管等を経由して常設スプレイヘッダから使用済燃料プールへ注水することで，使用済燃料プールの水位を維持できる設計とする。
また，使用済燃料貯蔵ラックの形状を維持することにより臨界を防止できる設計とする。
常設スプレイヘッダを使用した燃料プール代替注水系は，代替淡水源が枯渇した場合において，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である大容量送水車（海水取水用）により海を利用できる設計とする。また，可搬型
代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，ディー
ゼルエンジンにより駆動できる設計とする。燃料は，燃料補給設備である軽油タンク及びタンクローリ（4kL）により補給できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）（6 号及び 7 号炉共用）
・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（6 号及び 7 号炉共用）
・常設スプレイヘッダ
・燃料補給設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
本系統の流路として，配管，弁及びホースを重大事故等対処設備として使用する。
その他，設計基準対象施設である使用済燃料プールを重大事故等対処設備として使用する。
(b) 燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水
残留熱除去系及び燃料プール冷却浄化系の有する使用済燃料プールの冷却機能及び補給機能が喪失し，又は使用済燃料プールに接続する配管の破損等により使用済燃料プール水の小規模な漏えいにより使用済燃料プールの水位が低下した場合に，使用済燃料プール内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するための重大事故等対処設備として，燃料プール代
替注水系を使用する。
燃料プール代替注水系は，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級），可搬型代替注
水ポンプ（A-2 級），可搬型スプレイヘッダ，ホース・弁類，計測制御装置等で構成し，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2級）又は可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）により代替淡水源の水をホースを経由して可搬型スプレイヘッダから使用済燃料プールへ注水することで，使用済燃料プールの水位を維持できる設計とする。
また，使用済燃料貯蔵ラックの形状を維持することにより臨界を防止できる設計とする。
また，可搬型スプレイヘッダを使用した燃料プール代替注水系は，代替淡水源が枯渇した場合において，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である大容量送水車（海水取水用）により海を利用できる設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，
3.11-3

ディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。燃料は，燃料補給設備である軽油タンク及びタンクローリ（4kL）により補給できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）（6 号及び 7 号炉共用）
・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（6 号及び 7 号炉共用）・可搬型スプレイヘッダ
・燃料補給設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
本系統の流路として，配管，弁及びホースを重大事故等対処設備として使用する。
その他，設計基準対象施設である使用済燃料プールを重大事故等対処設備として使用する。
(2) 使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時に用いる設備
a. 燃料プールスプレイ(a) 燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料
プールへのスプレイ
使用済燃料プールからの大量の水の漏えい等により使用済燃料プールの水位が異常に低下した場合に，燃料損傷を緩和するとともに，燃料損傷時にはできる限り環境への放射性物質の放出を低減するための重大事故等対処
設備として，燃料プール代替注水系を使用する。
燃料プール代替注水系は，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級），可搬型代替注
水ポンプ（A-2 級），常設スプレイヘッダ，配管・ホース・弁類，計測制御装置等で構成し，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）により，代替淡水源の水を燃料プール代替注水系配管等を経由して常設スプレイヘッダから使用済燃料プール内燃料体等に直接スプレイすることで，燃料損傷を緩和するとともに，環境への放射性物質の放出をできる限り低減できる設計とする。
また，スプレイや蒸気条件下でも臨界にならないよう配慮したラック形状
によって，臨界を防止することができる設計とする。
常設スプレイヘッダを使用した燃料プール代替注水系は，代替淡水源が枯渇した場合において，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である大容量送水車（海水取水用）により海を利用できる設計とする。また，可搬型
代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，ディー
ゼルエンジンにより駆動できる設計とする。燃料は，燃料補給設備である軽油タンク及びタンクローリ（4kL）により補給できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）（6 号及び 7 号炉共用）
・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（6 号及び 7 号炉共用）
・常設スプレイヘッダ
・燃料補給設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
本系統の流路として，配管，弁及びホースを重大事故等対処設備として使用する。
その他，設計基準対象施設である使用済燃料プールを重大事故等対処設備として使用する。
3.11-4

(b) 燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイ
使用済燃料プールからの大量の水の漏えい等により使用済燃料プールの水位が異常に低下した場合に，燃料損傷を緩和するとともに，燃料損傷時にはできる限り環境への放射性物質の放出を低減するための重大事故等対処
設備として，燃料プール代替注水系を使用する。
燃料プール代替注水系は，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級），可搬型代替注
水ポンプ（A-2 級），可搬型スプレイヘッダ，ホース・弁類，計測制御装置等で構成し，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2級）又は可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）により，代替淡水源の水をホース等を経由して可搬型スプレイヘッダから使用済燃料プール内燃料体等に直接スプレイすることで，燃料損傷を緩和するとともに，環境への放射性物質の放出をできる限り低減できる設計とする。
また，スプレイや蒸気条件下でも臨界にならないよう配慮したラック形状
によって，臨界を防止することができる設計とする。
可搬型スプレイヘッダを使用した燃料プール代替注水系は，代替淡水源が枯渇した場合において，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である
大容量送水車（海水取水用）により海を利用できる設計とする。また，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，ディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。燃料は，燃料補給設備である
軽油タンク及びタンクローリ（4kL）により補給できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）（6 号及び 7 号炉共用）
・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（6 号及び 7 号炉共用）・可搬型スプレイヘッダ
・燃料補給設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
本系統の流路として，配管，弁及びホースを重大事故等対処設備として使用する。
その他，設計基準対象施設である使用済燃料プールを重大事故等対処設備として使用する。
b. 大気への放射性物質の拡散抑制(a) 原子炉建屋放水設備による大気への放射性物質の拡散抑制
使用済燃料プールからの大量の水の漏えい等により使用済燃料プールの水位の異常な低下により，使用済燃料プール内燃料体等の著しい損傷に至った場合において，燃料損傷時にはできる限り環境への放射性物質の放出を低減するための重大事故等対処設備として，原子炉建屋放水設備を使用する。
原子炉建屋放水設備は，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲，ホース等で構成し，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）により海水をホースを経由して放水砲から原子炉建屋へ放水することで，環境への放射性物
質の放出を可能な限り低減できる設計とする。
本系統の詳細については，「3.12 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備」に記載する。
3.11-5

(3) 重大事故等時の使用済燃料プールの監視に用いる設備
a. 使用済燃料プールの監視設備による使用済燃料プールの状態監視
使用済燃料プールの監視設備として，使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA），
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域），使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）及び使用済燃料貯蔵プール監視カメラ（使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置を含む。）を使用する。
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA），使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）及び使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）は，想定される重大事故等により変動する可能性のある範囲にわたり測定可能な設計とする。
また，使用済燃料貯蔵プール監視カメラは，想定される重大事故等時の使用済燃料プールの状態を監視できる設計とする。
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA），使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）及び使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）は，
所内蓄電式直流電源設備及び可搬型直流電源設備から給電が可能であり，使用済燃料貯蔵プール監視カメラは，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備から給電が可能な設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）
・使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）
・使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
・使用済燃料貯蔵プール監視カメラ（使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置を含む。）
・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
・所内蓄電式直流電源設備（3.14 電源設備）
・可搬型代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
・可搬型直流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）(4) 重大事故等時における使用済燃料プールの除熱のための設備
a. 燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プールの除熱
重大事故等時における使用済燃料プールの除熱のための重大事故等対処設備として，燃料プール冷却浄化系を使用する。
燃料プール冷却浄化系は，ポンプ，熱交換器，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，使用済燃料プールの水をポンプにより熱交換器等を経由して循環させることで，使用済燃料プールを冷却できる設計とする。
燃料プール冷却浄化系は，非常用交流電源設備及び原子炉補機冷却系が機能喪失した場合でも，常設代替交流電源設備若しくは可搬型代替交流電源設備及び代替原子炉補機冷却系により復旧し，使用済燃料プールを除熱できる設計とする。
燃料プール冷却浄化系で使用する代替原子炉補機冷却系は，代替原子炉補機
冷却水ポンプ及び熱交換器を搭載した熱交換器ユニット，大容量送水車（熱交換器ユニット用），配管・ホース・弁類，計測制御装置等で構成し，熱交換器
ユニットを原子炉補機冷却系に接続し，大容量送水車（熱交換器ユニット用）
3.11-6

により熱交換器ユニットに海水を送水することで，燃料プール冷却浄化系の熱交換器等で発生した熱を最終的な熱の逃がし場である海へ輸送できる設計とする。また，大容量送水車（熱交換器ユニット用）の燃料は，燃料補給設備である軽油タンク及びタンクローリ（4kL）により補給できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・燃料プール冷却浄化系ポンプ
・燃料プール冷却浄化系熱交換器
・熱交換器ユニット（6 号及び 7 号炉共用）
・大容量送水車（熱交換器ユニット用）（6 号及び 7 号炉共用）
・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
・可搬型代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
・燃料補給設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
燃料プール冷却浄化系の流路として，配管，弁，スキマサージタンク及びディフューザを重大事故等対処設備として使用する。
代替原子炉補機冷却系の流路として，原子炉補機冷却系の配管，弁及びサー
ジタンク並びにホースを重大事故等対処設備として使用する。
その他，設計基準事故対処設備である使用済燃料プール並びに非常用取水設
備の海水貯留堰，スクリーン室及び取水路を重大事故等対処設備として使用する。
使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備の主要機器仕様を第 3.11－1 表に示す。
使用済燃料プールについては，「3.22 燃料貯蔵設備」に記載する。
大容量送水車（海水取水用）については，「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備」に記載する。
常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，所内蓄電式直流電源設備，可搬型直流電源設備及び燃料補給設備については，「3.14 電源設備」に記載する。
海水貯留堰，スクリーン室及び取水路については，「3.23 非常用取水設備」に記載する。

3.11-7

3.11.1.1.1 多様性，位置的分散
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
燃料プール代替注水系は，残留熱除去系及び燃料プール冷却浄化系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型
代替注水ポンプ（A-2 級）をディーゼルエンジンにより駆動することで，電動機駆動ポンプにより構成される燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系に対して多様性を有する設計とする。
また，燃料プール代替注水系は，代替淡水源を水源とすることで，使用済燃料プールを水源とする残留熱除去系及び燃料プール冷却浄化系に対して異なる水源を有する設計とする。
燃料プール代替注水系の可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，原子炉建屋から離れた屋外に分散して保管することで，原子炉建屋内の残留熱除去系ポンプ及び燃料プール冷却浄化系ポンプと共通要因によって同時に機能を喪失しないよう位置的分散を図る設計とする。可搬型代替注水ポン
プ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の接続口は，共通要因によって接続できなくなることを防止するため，位置的分散を図った複数箇所に設置する設計とする。
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA），使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA広域），使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ），使用済燃料貯蔵プール監視カメラ及び使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置は，使用済燃料貯蔵プール水位，燃料プール冷却浄化系ポンプ入口温度，使用済燃料貯蔵プール
温度，燃料貯蔵プールエリア放射線モニタ，燃料取替エリア排気放射線モニタ及び原子炉区域換気空調系排気放射線モニタと共通要因によって同時に機能を損なわないよう，使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA），使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）及び使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）は，
非常用交流電源設備に対して，多様性を有する所内蓄電式直流電源設備及び可搬型
直流電源設備から給電が可能な設計とし，使用済燃料貯蔵プール監視カメラ及び使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置は，非常用交流電源設備に対して多様性を有する常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備から給電が可能な設計とする。
燃料プール冷却浄化系ポンプ及び燃料プール冷却浄化系熱交換器は，残留熱除去
系ポンプ及び熱交換器と異なる区画に設置することで，残留熱除去系ポンプ及び熱交換器と共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
燃料プール冷却浄化系で使用する代替原子炉補機冷却系は，原子炉補機冷却系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，熱交換器ユニットを可搬型代替交
流電源設備からの給電が可能な設計とすることで，非常用交流電源設備からの給電により駆動する原子炉補機冷却系に対して，多様性を有する設計とし，大容量送水車（熱交換器ユニット用）をディーゼルエンジンにより駆動することで，電動機駆動ポンプにより構成される原子炉補機冷却系に対して多様性を有する設計とする。
代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット
用）は，タービン建屋から離れた屋外に分散して保管することで，タービン建屋内の原子炉補機冷却水ポンプ，原子炉補機冷却水系熱交換器及び原子炉補機冷却海水
3.11-8

ポンプと共通要因によって同時に機能を損わないよう位置的分散を図る設計とする。
熱交換器ユニットの接続口は，共通要因によって接続できなくなることを防止するため，位置的分散を図った複数箇所に設置する設計とする。
電源設備の多様性，位置的分散については「3.14 電源設備」に記載する。
3.11.1.1.2 悪影響防止
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
燃料プール代替注水系は，他の設備と独立して使用することにより，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
燃料プール代替注水系の可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，治具や輪留めによる固定等をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は、飛散物となって他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA），使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA広域），使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ），使用済燃料貯蔵プール監視カメラ及び使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置は，他の設備と電気的な分離を行うことで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
燃料プール冷却浄化系ポンプ及び燃料プール冷却浄化系熱交換器は，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する
ことにより，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
燃料プール冷却浄化系で使用する代替原子炉補機冷却系は，通常時は熱交換器ユニットを接続先の系統と分離して保管し，重大事故等時に接続，弁操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，原子炉補機冷却系と代替原子炉補機冷却系を同時に使用しない
ことにより，相互の機能に悪影響を及ぼさない設計とする。
代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット
用）は，治具や輪留めによる固定等をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，飛散物となって他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
3.11.1.1.3 容量等
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
燃料プール代替注水系の可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，想定される重大事故等時において，使用済燃料プール内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するために必要な注水流量を有する
ものとして，可搬型スプレイヘッダ又は常設スプレイヘッダを使用する場合は，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）を１セット１台及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）
を１セット 3 台，又は可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を 1 セット 4 台使用する。
保有数は，6 号及び 7 号炉共用で可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の場合に 4 セット 16 台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1台（6 号及び 7 号炉共用）の合計 17 台，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）の場合に
3.11-96 号及び 7 号炉共用で 1 セット 1 台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外
時のバックアップ用として 1 台（6 号及び 7 号炉共用）の合計 2 台を保管する。
燃料プール代替注水系の可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，想定される重大事故等時において，使用済燃料プール内燃料体等の損傷を緩和し，及び臨界を防止するために必要なスプレイ量を有するものとして，可搬型スプレイヘッダを使用する場合は，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）を
1 セット 1 台及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を 1 セット 3 台又は可搬型代替
注水ポンプ（A-2 級）を 1 セット 4 台使用し，常設スプレイヘッダを使用する場合
は，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）を 1 セット 1 台及び可搬型代替注水ポンプ（A-2級）を 1 セット 3 台として使用する。保有数は 6 号及び 7 号炉共用で可搬型代替注
水ポンプ（A-2 級）の場合に 1 セット 4 台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 台（6 号及び 7 号炉共用）の合計 5 台，可搬型
代替注水ポンプ（A-1 級）の場合に 6 号及び 7 号炉共用で 1 セット 1 台に加えて，
故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 台（6 号及び 7 号
炉共用）の合計 2 台を保管する。
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）は，想定される重大事故等時において変動する可能性のある使用済燃料プール上部から使用済燃料上端近傍までの範囲を測定できる設計とする。
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）は，想定される重大事故等時において変動する可能性のある使用済燃料プール上部から底部近傍までの範囲を測定できる設計とする。
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）は，想定される重大事故等時において変動する可能性のある範囲を測定できる設計とする。
使用済燃料貯蔵プール監視カメラは，想定される重大事故等時において赤外線機
能により使用済燃料プール及びその周辺の状況が把握できる設計とする。
燃料プール冷却浄化系ポンプ及び燃料プール冷却浄化系熱交換器は，設計基準対
象施設と兼用しており，設計基準対象施設としてのポンプ流量及び伝熱容量が，想定される重大事故等時において，使用済燃料プール内に貯蔵する使用済燃料から発生する崩壊熱を除去するために必要なポンプ流量及び伝熱容量に対して十分であるため，設計基準対象施設と同仕様で設計する。
燃料プール冷却浄化系で使用する代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，想定される重大事故等時において，燃料プール冷却浄化系熱交換器等で発生した熱を除去するために必要な伝熱容量及びポンプ流量を有する熱交換器ユニット 1 セット 1 式と大容量送水車（熱交換器ユニット用）1 セット 1 台を使用する。熱交換器ユニットの保有数は，6 号及び 7 号
炉共用で 4 セット 4 式に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 式（6 号及び 7 号炉共用）の合計 5 式を保管する。大容量送水車（熱交換器ユニット用）の保有数は，6 号及び 7 号炉共用で 4 セット 4 台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 台（6 号及び 7 号炉
共用）の合計 5 台を保管する。
また，熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，想定される重大事故等時において，燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プールの除熱と残留熱除去系による発電用原子炉若しくは原子炉格納容器内の除熱又は代替循環
冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱を同時に使用するため，各系統の必3.11-10

要な除熱量を同時に確保できる容量を有する設計とする。
3.11.1.1.4 環境条件等
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
燃料プール代替注水系の可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，屋外に保管及び設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の常設設備との接続及び操作は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。
燃料プール代替注水系の可搬型スプレイヘッダは，原子炉建屋原子炉区域内に保管及び設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
可搬型スプレイヘッダは，現場据付け後の操作は不要な設計とする。また，設置場所への据付けが困難な作業環境に備え，常設のスプレイヘッダを設ける。常設ス
プレイヘッダは，原子炉建屋原子炉区域内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
また，燃料プール代替注水系は，淡水だけでなく海水も使用できるが，可能な限り淡水を優先し，海水通水を短期間とすることで，設備への影響を考慮する。
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA），使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA広域），使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）及び使用済燃料貯蔵プール監視カメラは，原子炉建屋原子炉区域内に設置し，想定される重大事
故等時における環境条件を考慮した設計とする。使用済燃料貯蔵プール監視カメラ
用空冷装置は，原子炉建屋内の原子炉区域外に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置の操作は，想定される重大事故等時において，原子炉建屋内の原子炉区域外で可能な設計とする。
燃料プール冷却浄化系ポンプ及び燃料プール冷却浄化系熱交換器は，原子炉建屋
原子炉区域内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
燃料プール冷却浄化系ポンプの操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室で可能な設計とする。
燃料プール冷却浄化系の系統構成に必要な弁の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室又は設置場所で可能な設計とする。
燃料プール冷却浄化系で使用する代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，屋外に保管及び設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
熱交換器ユニットの常設設備との接続及び操作は，想定される重大事故等時において設置場所で可能な設計とする。
代替原子炉補機冷却系の系統構成に必要な弁の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室又は設置場所で可能な設計とする。
大容量送水車（熱交換器ユニット用）の熱交換器ユニットとの接続及び操作は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。
また，熱交換器ユニットの海水通水側及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）
は，使用時に海水を通水するため，海水影響を考慮した設計とし，海から直接取水
3.11-11

する際の異物の流入防止を考慮した設計とする。
3.11.1.1.5
操作性の確保基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
燃料プール代替注水系は，想定される重大事故等時において，他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。
燃料プール代替注水系の可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，付属の操作スイッチにより，設置場所での操作が可能な設計とし，系統構成に必要な弁は，設置場所での手動操作が可能な設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，車両として屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を接続する接続口については，簡便な接続とし，接続治具を用いてホースを確実に接続することができる設計とする。また，6 号及び 7 号炉が相互に使用することができるよう，接続口の口径を統一する設計とする。
燃料プール代替注水系の可搬型スプレイヘッダとホースの接続については，簡便な接続とし，結合金具を用いてホースを確実に接続することができる設計とする。
可搬型スプレイヘッダは，現場据付け後の操作は不要な設計とする。
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA），使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA広域），使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ），使用済燃料貯蔵プール監視カメラ及び使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置は，想定される重大事故等時において他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA），使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA広域），使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）及び使用済燃料貯蔵プール監視カメラは，想定される重大事故等時において，操作を必要とする
ことなく中央制御室から監視が可能な設計とする。また，使用済燃料貯蔵プール監
視カメラ用空冷装置は，想定される重大事故等時においても，原子炉建屋内の原子炉区域外で弁及び付属の操作スイッチにより，設置場所での操作が可能な設計とする。
燃料プール冷却浄化系は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成
から弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。
燃料プール冷却浄化系ポンプは，中央制御室の操作スイッチにより操作が可能な設計とし，系統構成に必要な弁は，中央制御室の操作スイッチによる操作又は設置
場所での手動操作が可能な設計とする。
燃料プール冷却浄化系で使用する代替原子炉補機冷却系は，想定される重大事故
等時において，通常時の系統構成から接続，弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。
代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，付属の操作スイッチにより，設置場所での操作が可能な設計とする。代替
原子炉補機冷却系の系統構成に必要な弁の操作は，中央制御室での操作スイッチによる操作又は設置場所での手動操作が可能な設計とする。
熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，車両として屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて輪
3.11-12

留めによる固定等が可能な設計とする。
熱交換器ユニットを接続する接続口については，フランジ接続とし，一般的に使用される工具を用いて，ホースを確実に接続することができる設計とする。また，
6 号及び 7 号炉が相互に使用することができるよう，接続口の口径を統一する設計とする。
大容量送水車（熱交換器ユニット用）と熱交換器ユニットとの接続は，簡便な接続とし，接続治具を用いてホースを確実に接続できる設計とする。
3.11.1.1.6 試験検査
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
燃料プール代替注水系の可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に独立して機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とするとともに，分解又は取替えが可能な設計とする。また，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）
は，車両として運転状態の確認及び外観の確認が可能な設計とする。
燃料プール代替注水系の可搬型スプレイヘッダ及び常設スプレイヘッダは，発電用原子炉の運転中又は停止中に独立して機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とするとともに，外観の確認が可能な設計とする。
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）及び使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA広域）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に模擬入力による機能・性能の確認（特性の確認）及び校正が可能な設計とする。
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に模擬入力による機能・性能の確認（特性の確認）及び校正が可能な設計とする。
使用済燃料貯蔵プール監視カメラ及び使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷
装置は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能の確認が可能な設計とする。
燃料プール冷却浄化系は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び漏えいの確認並びに弁開閉操作の確認が可能な設計とする。また，燃料プール冷却浄化系ポンプ及び燃料プール冷却浄化系熱交換器は，発電用原子炉の運転中又は停止
中に分解及び外観の確認が可能な設計とする。
燃料プール冷却浄化系で使用する代替原子炉補機冷却系は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び漏えいの有無の確認並びに弁の開閉動作の確認が可能な設計とする。また，代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニットの代替原子炉補機冷却水ポンプ及び熱交換器は，発電用原子炉の運転中又は停止中に分解又は取替えが可能な設計とする。
代替原子炉補機冷却系の大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に独立して機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とするとともに，分解又は取替えが可能な設計とする。また，熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，車両として運転状態の確認及び外観の確認が可能な設計とする。

3.11-13

第 3.11－1 表

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備の主要機器仕様(1) 燃料プール代替注水系
a. 可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）（6 号及び 7 号炉共用）
型
式
うず巻形
台
数
1（予備 1）
容量
168m3/h/台以上（吐出圧力 0.85MPa[gage]において）
120m3/h/台以上（吐出圧力 1.4MPa[gage]において）
吐出圧力0.85MPa[gage]～1.4MPa[gage]以上
b. 可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（6 号及び 7 号炉共用）兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に原子炉を冷却するための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
型
式
うず巻形
台
数
16（予備 1）
容量120m3/h/台以上（吐出圧力 0.85MPa[gage]において）
84m3/h/台以上（吐出圧力 1.4MPa[gage]において）
吐出圧力0.85MPa[gage]～1.4MPa[gage]以上
c. 可搬型スプレイヘッダ（6 号及び 7 号炉共用）数
量1（予備 1）d. 常設スプレイヘッダ
数量1(2) 原子炉建屋放水設備
a. 大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）（6 号及び 7 号炉共用）
第 3.12－1 表 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備の主要機器仕様に記載する。
b. 放水砲（6 号及び 7 号炉共用）
第 3.12－1 表 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備の主要機器仕様に記載する。
(3) 燃料プール監視設備
a. 使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）
第 3.15－1 表 計装設備（重大事故等対処設備）の主要機器仕様に記載する。
b. 使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）
第 3.15－1 表 計装設備（重大事故等対処設備）の主要機器仕様に記載する。
c. 使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
第 3.15－1 表 計装設備（重大事故等対処設備）の主要機器仕様に記載する。
d. 使用済燃料貯蔵プール監視カメラ
第 3.15－1 表 計装設備（重大事故等対処設備）の主要機器仕様に記載する。
(4) 燃料プール冷却浄化系
a. ポンプ3.11-14

台
数
容
量
全 揚 程

1（予備 1※1）
約 250m3/h/台
約 80m※1 6 号炉は代替循環冷却系と同時に使用する場合を除く

b. 熱交換器
伝熱容量

約 1.9MW(5) 代替原子炉補機冷却系
a. 熱交換器ユニット（6 号及び 7 号炉共用）
第 3.5－1 表 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の主要機器仕様に記載する。
b. 大容量送水車（熱交換器ユニット用）（6 号及び 7 号炉共用）
第 3.5－1 表 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の主要機器仕様に記載する。

3.11-15

屋内

屋外

残留熱除去系から
サプレッション
プール浄化系から

スキマせきMO

常設スプレイヘッダ

スキマ
サージ
タンク

復水補給水系から

サイフォンブレーク孔

防火水槽
又は
淡水貯水池

使用済燃料プール
残留熱除去系へ

3.11-16

可搬型代替
注水ポンプ
（A-1級又はA-2級）
ディフューザ

燃料プール冷却浄化系
ポンプ(A)

燃料プール冷却浄化系
熱交換器(A)
MO
ろ過脱塩器
(A)
MO

MO

燃料プール冷却浄化系
ポンプ(B)

MOMO

原子炉補機冷却系(A)
ろ過脱塩器
(B)

燃料プール冷却浄化系
熱交換器(B)

大容量送水車（海水取水用）
原子炉補機冷却系(B)海

第 3.11－1 図(1)

使用済燃料プールの冷却等のための設備系統概要図（燃料プール代替注水系による
常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水）（6 号炉）

屋内

屋外

残留熱除去系から
サプレッション
プール浄化系から

スキマせきMO

常設スプレイヘッダ

スキマ
サージ
タンク

復水補給水系から

サイフォンブレーク孔

防火水槽
又は
淡水貯水池

使用済燃料プール
残留熱除去系へ

3.11-17

可搬型代替
注水ポンプ
（A-1級又はA-2級）
ディフューザ

燃料プール冷却浄化系
ポンプ(A)

燃料プール冷却浄化系
熱交換器(A)
MO
ろ過脱塩器
(A)
MO

MO

燃料プール冷却浄化系
ポンプ(B)

MOMO

原子炉補機冷却系(A)
ろ過脱塩器
(B)

燃料プール冷却浄化系
熱交換器(B)

大容量送水車（海水取水用）
原子炉補機冷却系(B)海

第 3.11－1 図(2)

使用済燃料プールの冷却等のための設備系統概要図（燃料プール代替注水系による
常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水）（7 号炉）

屋内

屋外

残留熱除去系から
サプレッション
プール浄化系から

スキマせきMO

常設スプレイヘッダ

スキマ
サージ
タンク

復水補給水系から可搬型スプレイヘッダ

サイフォンブレーク孔

使用済燃料プール
残留熱除去系へ

3.11-18

防火水槽
又は
淡水貯水池

ディフューザ

燃料プール冷却浄化系
ポンプ(A)

燃料プール冷却浄化系
熱交換器(A)
MO

可搬型代替
注水ポンプ
（A-1級又はA-2級）

ろ過脱塩器
(A)
MO

MO

燃料プール冷却浄化系
ポンプ(B)

MOMO

原子炉補機冷却系(A)
ろ過脱塩器
(B)

燃料プール冷却浄化系
熱交換器(B)

大容量送水車（海水取水用）
原子炉補機冷却系(B)海

第 3.11－2 図(1)

使用済燃料プールの冷却等のための設備系統概要図（燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水）（その 1）（6 号炉）

屋内

屋外

残留熱除去系から
サプレッション
プール浄化系から

スキマせきMO

常設スプレイヘッダ

スキマ
サージ
タンク

復水補給水系から可搬型スプレイヘッダ

サイフォンブレーク孔

使用済燃料プール
残留熱除去系へ

3.11-19

防火水槽
又は
淡水貯水池

ディフューザ

燃料プール冷却浄化系
ポンプ(A)

燃料プール冷却浄化系
熱交換器(A)
MO

可搬型代替
注水ポンプ
（A-1級又はA-2級）

ろ過脱塩器
(A)
MO

MO

燃料プール冷却浄化系
ポンプ(B)

MOMO

原子炉補機冷却系(A)
ろ過脱塩器
(B)

燃料プール冷却浄化系
熱交換器(B)

大容量送水車（海水取水用）
原子炉補機冷却系(B)海

第 3.11－2 図(2)

使用済燃料プールの冷却等のための設備系統概要図（燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水）（その 1）（7 号炉）

屋内

屋外

残留熱除去系から
サプレッション
プール浄化系から

スキマせきMO

常設スプレイヘッダ

スキマ
サージ
タンク

復水補給水系から可搬型スプレイヘッダ

サイフォンブレーク孔

使用済燃料プール
残留熱除去系へ

3.11-20

ディフューザ

燃料プール冷却浄化系
ポンプ(A)

燃料プール冷却浄化系
熱交換器(A)
MO
ろ過脱塩器
(A)
MO

MO

燃料プール冷却浄化系
ポンプ(B)

MO

防火水槽
又は
淡水貯水池

MO

原子炉補機冷却系(A)
ろ過脱塩器
(B)

燃料プール冷却浄化系
熱交換器(B)

可搬型代替
注水ポンプ
（A-1級又はA-2級）

大容量送水車（海水取水用）
原子炉補機冷却系(B)海

第 3.11－2 図(3)

使用済燃料プールの冷却等のための設備系統概要図（燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水）（その 2）（6 号炉）

屋内

屋外

残留熱除去系から
サプレッション
プール浄化系から

スキマせきMO

常設スプレイヘッダ

スキマ
サージ
タンク

復水補給水系から可搬型スプレイヘッダ

サイフォンブレーク孔

使用済燃料プール
残留熱除去系へ

3.11-21

ディフューザ

燃料プール冷却浄化系
ポンプ(A)

燃料プール冷却浄化系
熱交換器(A)
MO
ろ過脱塩器
(A)
MO

MO

燃料プール冷却浄化系
ポンプ(B)

防火水槽
又は
淡水貯水池

MO

MO

原子炉補機冷却系(A)
ろ過脱塩器
(B)

燃料プール冷却浄化系
熱交換器(B)

可搬型代替
注水ポンプ
（A-1級又はA-2級）

大容量送水車（海水取水用）
原子炉補機冷却系(B)海

第 3.11－2 図(4)

使用済燃料プールの冷却等のための設備系統概要図（燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへの注水）（その 2）（7 号炉）

屋内

屋外

残留熱除去系から
サプレッション
プール浄化系から

防火水槽
又は
淡水貯水池

可搬型代替
注水ポンプ
（A-1級及びA-2級）
スキマせき
MO

常設スプレイヘッダ

スキマ
サージ
タンク

復水補給水系から

サイフォンブレーク孔

使用済燃料プール
残留熱除去系へ

3.11-22

ディフューザ

燃料プール冷却浄化系
ポンプ(A)

燃料プール冷却浄化系
熱交換器(A)
MO
ろ過脱塩器
(A)
MO

MO

燃料プール冷却浄化系
ポンプ(B)

MOMO

原子炉補機冷却系(A)
ろ過脱塩器
(B)

燃料プール冷却浄化系
熱交換器(B)

大容量送水車（海水取水用）
原子炉補機冷却系(B)海

第 3.11－3 図(1)

使用済燃料プールの冷却等のための設備系統概要図（燃料プール代替注水系による
常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイ）（6 号炉）

屋内

屋外

残留熱除去系から
サプレッション
プール浄化系から

防火水槽
又は
淡水貯水池

可搬型代替
注水ポンプ
（A-1級及びA-2級）
スキマせき
MO

常設スプレイヘッダ

スキマ
サージ
タンク

復水補給水系から

サイフォンブレーク孔

使用済燃料プール
残留熱除去系へ

3.11-23

ディフューザ

燃料プール冷却浄化系
ポンプ(A)

燃料プール冷却浄化系
熱交換器(A)
MO
ろ過脱塩器
(A)
MO

MO

燃料プール冷却浄化系
ポンプ(B)

MOMO

原子炉補機冷却系(A)
ろ過脱塩器
(B)

燃料プール冷却浄化系
熱交換器(B)

大容量送水車（海水取水用）
原子炉補機冷却系(B)海

第 3.11－3 図(2)

使用済燃料プールの冷却等のための設備系統概要図（燃料プール代替注水系による
常設スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイ）（7 号炉）

屋内

屋外

残留熱除去系から
サプレッション
プール浄化系から

スキマせきMO

常設スプレイヘッダ

スキマ
サージ
タンク

復水補給水系から可搬型スプレイヘッダ

サイフォンブレーク孔

使用済燃料プール
残留熱除去系へ

3.11-24

防火水槽
又は
淡水貯水池

ディフューザ

燃料プール冷却浄化系
ポンプ(A)

燃料プール冷却浄化系
熱交換器(A)
MO

可搬型代替
注水ポンプ
（A-1級又はA-2級）

ろ過脱塩器
(A)
MO

MO

燃料プール冷却浄化系
ポンプ(B)

MOMO

原子炉補機冷却系(A)
ろ過脱塩器
(B)

燃料プール冷却浄化系
熱交換器(B)

大容量送水車（海水取水用）
原子炉補機冷却系(B)海

第 3.11－4 図(1)

使用済燃料プールの冷却等のための設備系統概要図（燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイ）（その 1）（6 号炉）

屋内

屋外

残留熱除去系から
サプレッション
プール浄化系から

スキマせきMO

常設スプレイヘッダ

スキマ
サージ
タンク

復水補給水系から可搬型スプレイヘッダ

サイフォンブレーク孔

使用済燃料プール
残留熱除去系へ

3.11-25

防火水槽
又は
淡水貯水池

ディフューザ

燃料プール冷却浄化系
ポンプ(A)

燃料プール冷却浄化系
熱交換器(A)
MO

可搬型代替
注水ポンプ
（A-1級又はA-2級）

ろ過脱塩器
(A)
MO

MO

燃料プール冷却浄化系
ポンプ(B)

MOMO

原子炉補機冷却系(A)
ろ過脱塩器
(B)

燃料プール冷却浄化系
熱交換器(B)

大容量送水車（海水取水用）
原子炉補機冷却系(B)海

第 3.11－4 図(2)

使用済燃料プールの冷却等のための設備系統概要図（燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイ）（その 1）（7 号炉）

屋内

屋外

残留熱除去系から
サプレッション
プール浄化系から

スキマせきMO

常設スプレイヘッダ

スキマ
サージ
タンク

復水補給水系から可搬型スプレイヘッダ

サイフォンブレーク孔

使用済燃料プール
残留熱除去系へ

3.11-26

ディフューザ

燃料プール冷却浄化系
ポンプ(A)

燃料プール冷却浄化系
熱交換器(A)
MO
ろ過脱塩器
(A)
MO

MO

燃料プール冷却浄化系
ポンプ(B)

MO

防火水槽
又は
淡水貯水池

MO

原子炉補機冷却系(A)
ろ過脱塩器
(B)

燃料プール冷却浄化系
熱交換器(B)

可搬型代替
注水ポンプ
（A-1級又はA-2級）

大容量送水車（海水取水用）
原子炉補機冷却系(B)海

第 3.11－4 図(3)

使用済燃料プールの冷却等のための設備系統概要図（燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイ）（その 2）（6 号炉）

屋内

屋外

残留熱除去系から
サプレッション
プール浄化系から

スキマせきMO

常設スプレイヘッダ

スキマ
サージ
タンク

復水補給水系から可搬型スプレイヘッダ

サイフォンブレーク孔

使用済燃料プール
残留熱除去系へ

3.11-27

ディフューザ

燃料プール冷却浄化系
ポンプ(A)

燃料プール冷却浄化系
熱交換器(A)
MO
ろ過脱塩器
(A)
MO

MO

燃料プール冷却浄化系
ポンプ(B)

MO

防火水槽
又は
淡水貯水池

MO

原子炉補機冷却系(A)
ろ過脱塩器
(B)

燃料プール冷却浄化系
熱交換器(B)

可搬型代替
注水ポンプ
（A-1級又はA-2級）

大容量送水車（海水取水用）
原子炉補機冷却系(B)海

第 3.11－4 図(4)

使用済燃料プールの冷却等のための設備系統概要図（燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダを使用した使用済燃料プールへのスプレイ）（その 2）（7 号炉）

原子炉建屋

大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）

使用済燃料
プール

原子炉
格納容器

放水砲

海

第 3.11－5 図

使用済燃料プールの冷却等のための設備系統概要図（原子炉建屋放水設備による大気への放射性物質の拡散抑制）

3.11-28

凡例
信号系
冷却空気

原子炉建屋

中央制御室

使用済燃料貯蔵プール
監視カメラ
表示

使用済燃料貯蔵プール監視
カメラ用空冷装置

指示計

使用済燃料貯蔵プール

3.11-29

コ
ン
プ
レ
ッ
サ
ー

放射線モニタ
冷
却
器

高
レ
ン
ジ

指示計

低
レ
ン
ジ

使用済燃料貯蔵プール
水位・温度（SA)

指示計

使用済燃料貯蔵プール
水位・温度（SA広域）

使用済燃料貯蔵ラック

使用済燃料プール

第 3.11－6 図(1)

使用済燃料プールの冷却等のための設備系統概要図（使用済燃料プールの監視設備による使用済燃料プールの状態監視）(6 号炉)

凡例
信号系
冷却空気

原子炉建屋

中央制御室

使用済燃料貯蔵プール
監視カメラ
表示

使用済燃料貯蔵プール監視
カメラ用空冷装置

3.11-30

コ
ン
プ
レ
ッ
サ
ー

指示計
使用済燃料貯蔵プール
高
レ
ン
ジ

冷
却
器

指示計

低 放射線モニタ
レン
ジ

使用済燃料貯蔵プール
水位・温度（SA)

指示計

使用済燃料貯蔵プール
水位・温度（SA広域）

使用済燃料貯蔵ラック

使用済燃料プール

第 3.11－6 図(2)

使用済燃料プールの冷却等のための設備系統概要図（使用済燃料プールの監視設備による使用済燃料プールの状態監視）(7 号炉)

残留熱除去系から
サプレッション
プール浄化系から

スキマせき
MO

スキマ
サージ
タンク

復水補給水系から

サイフォンブレーク孔

使用済燃料プール
残留熱除去系へ

ディフューザ

燃料プール冷却浄化系
ポンプ(A)

燃料プール冷却浄化系
熱交換器(A)
MO
ろ過脱塩器
(A)
MO

MO

MO

MO
代替原子炉補機冷却系
(A)
ろ過脱塩器
(B)

燃料プール冷却浄化系
ポンプ(B)

燃料プール冷却浄化系
熱交換器(B)

代替原子炉補機冷却系(B)

第 3.11－7 図(1)

使用済燃料プールの冷却等のための設備系統概要図（燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プールの除熱（燃料プール冷却浄化系））（6 号炉）

3.11-31

残留熱除去系から
サプレッション
プール浄化系から

スキマせき
MO

スキマ
サージ
タンク

復水補給水系から

サイフォンブレーク孔

使用済燃料プール
残留熱除去系へ

ディフューザ

燃料プール冷却浄化系
ポンプ(A)

燃料プール冷却浄化系
熱交換器(A)
MO
ろ過脱塩器
(A)
MO

MO

MO

MO
代替原子炉補機冷却系
(A)
ろ過脱塩器
(B)

燃料プール冷却浄化系
ポンプ(B)

燃料プール冷却浄化系
熱交換器(B)

代替原子炉補機冷却系(B)

第 3.11－7 図(2)

使用済燃料プールの冷却等のための設備系統概要図（燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プールの除熱（燃料プール冷却浄化系））（7 号炉）

3.11-32

原子炉補機冷却系（A）

熱冷燃
交却料
換浄プ
器 化ー
系ル

屋内

淡水

屋外

海水

熱

交

換

器

ユ

ニ

ッ

ト

燃料プール
冷却浄化系機器

原子炉補機
冷却水ポンプ

代替原子炉補機
冷却水ポンプ

原子炉補機冷却水系
熱 交 換 器

熱交換器

大容量送水車（熱交換器ユニット用）

原子炉補機冷却系（B）
熱冷燃
交却料
換浄プ
器 化ー
系ル

海

燃料プール
冷却浄化系機器

原子炉補機
冷却水ポンプ

原子炉補機冷却水系
熱 交 換 器第 3.11－8 図(1)

使用済燃料プールの冷却等のための設備系統概要図（燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プールの除熱（代替原子炉補機冷却系））（その 1）（6 号炉）

3.11-33

原子炉補機冷却系（A）
熱冷燃
交却料
換浄プ
器 化ー
系ル

屋内

淡水

屋外

海水

熱 交 換 器 ユ ニ ッ

ト

原子炉補機
冷却水ポンプ

代替原子炉補機
冷却水ポンプ

熱交換器

大容量送水車（熱交換器ユニット用）

原子炉補機冷却水系
熱 交 換 器

原子炉補機冷却系（B）

海
熱冷燃
交却料
換浄プ
器 化ー
系ル

原子炉補機
冷却水ポンプ

原子炉補機冷却水系
熱 交 換 器第 3.11－8 図(2)

使用済燃料プールの冷却等のための設備系統概要図（燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プールの除熱（代替原子炉補機冷却系））（その 1）（7 号炉）

3.11-34

原子炉補機冷却系（A）
熱冷燃
交却料
換浄プ
器 化ー
系ル

屋内

淡水

屋外

海水

熱 交 換 器 ユ ニ ッ

ト

燃料プール
冷却浄化系機器

原子炉補機
冷却水ポンプ

代替原子炉補機
冷却水ポンプ
熱交換器
原子炉補機冷却水系
熱 交 換 器

大容量送水車（熱交換器ユニット用）

原子炉補機冷却系（B）
熱冷燃
交却料
換浄プ
器 化ー
系ル

海

燃料プール
冷却浄化系機器

原子炉補機
冷却水ポンプ

原子炉補機冷却水系
熱 交 換 器第 3.11－8 図(3)

使用済燃料プールの冷却等のための設備系統概要図（燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プールの除熱（代替原子炉補機冷却系））（その 2）（6 号炉）

3.11-35

原子炉補機冷却系（A）
熱冷燃
交却料
換浄プ
器 化ー
系ル

屋内

淡水

屋外

海水

熱

交

換

器

ユ

ニ

ッ

ト

原子炉補機
冷却水ポンプ
代替原子炉補機
冷却水ポンプ
熱交換器

大容量送水車（熱交換器ユニット用）

原子炉補機冷却水系
熱 交 換 器

原子炉補機冷却系（B）

海

熱冷燃
交却料
換浄プ
器 化ー
系ル

原子炉補機
冷却水ポンプ

原子炉補機冷却水系
熱 交 換 器第 3.11－8 図(4)

使用済燃料プールの冷却等のための設備系統概要図（燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プールの除熱（代替原子炉補機冷却系））（その 2）（7 号炉）

3.11-36

3.12 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備【55 条】【設置許可基準規則】（工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備）
第五十五条 発電用原子炉施設には、炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷に至った場合において工場等外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な設備を設けなければならない。
（解釈）
１ 第５５条に規定する「工場等外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な設備」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
ａ）原子炉建屋に放水できる設備を配備すること。
ｂ）放水設備は、原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災に対応できること。
ｃ）放水設備は、移動等により、複数の方向から原子炉建屋に向けて放水することが可能なこと。
ｄ）放水設備は、複数の発電用原子炉施設の同時使用を想定し、工場等内発電用原子炉施設基数の半数以上を配備すること。
ｅ）海洋への放射性物質の拡散を抑制する設備を整備すること。

3.12-1

3.12.1 適合方針
炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷に至った場合において，発電所外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な重大事故等対処設備を保管する。
発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備の系統概要図及び配置図
を第 3.12－1 図から第 3.12－3 図に示す。
3.12.1.1 重大事故等対処設備
発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備のうち，炉心の著しい損傷
及び原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷に至った場合において，発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備として，
原子炉建屋放水設備及び海洋拡散抑制設備を設ける。
また，原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災に対応できる設備として，原子炉建屋放水設備を設ける。
(1) 炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール内燃料体等の著しい損傷時に用いる設備
a. 原子炉建屋放水設備による大気への放射性物質の拡散抑制
大気への放射性物質の拡散を抑制するための重大事故等対処設備として，原子炉建屋放水設備を使用する。
原子炉建屋放水設備は，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲，ホース等で構成し，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）により海水をホースを経由して放水砲から原子炉建屋へ放水できる設計とする。大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）及び放水砲は，設置場所を任意に設定し，複数の方向から原子炉建屋に向けて放水できる設計とする。大容量送水車（原子炉建屋
放水設備用）の燃料は，燃料補給設備である軽油タンク及びタンクローリ（4kL）
により補給できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）（6 号及び 7 号炉共用）・放水砲（6 号及び 7 号炉共用）
・燃料補給設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
本系統の流路として，ホースを重大事故等対処設備として使用する。
b. 海洋への放射性物質の拡散抑制(a) 海洋拡散抑制設備による海洋への放射性物質の拡散抑制
海洋への放射性物質の拡散を抑制するための重大事故等対処設備として，
海洋拡散抑制設備を使用する。
海洋拡散抑制設備は，放射性物質吸着材，汚濁防止膜等で構成する。放射性物質吸着材は，雨水排水路等に流入した汚染水が通過する際に放射性物質を吸着できるよう，5 号，6 号及び 7 号炉の雨水排水路集水桝並びにフラッ
プゲート入口 3 箇所に設置できる設計とする。
汚濁防止膜は，汚染水が発電所から海洋に流出する 4 箇所（北放水口 1 箇所及び取水口 3 箇所）に設置することとし，小型船舶（汚濁防止膜設置用）
により設置できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
3.12-2・放射性物質吸着材（6 号及び 7 号炉共用）・汚濁防止膜（6 号及び 7 号炉共用）
・小型船舶（汚濁防止膜設置用）（6 号及び 7 号炉共用）(2) 原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災時に用いる設備
a. 航空機燃料火災への泡消火(a) 原子炉建屋放水設備による航空機燃料火災への泡消火
原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災に対応するための重大事故等対処設備として，原子炉建屋放水設備を使用する。
原子炉建屋放水設備は，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲，
泡原液混合装置，泡原液搬送車，ホース等で構成し，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）により海水を泡消火薬剤と混合しながらホースを経由して放水砲から原子炉建屋周辺へ放水できる設計とする。大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）の燃料は，燃料補給設備である軽油タンク及びタンクロー
リ（4kL）により補給できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）（6 号及び 7 号炉共用）・放水砲（6 号及び 7 号炉共用）
・泡原液混合装置（6 号及び 7 号炉共用）
・泡原液搬送車（6 号及び 7 号炉共用）
・燃料補給設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
本系統の流路として，ホースを重大事故等対処設備として使用する。
発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備の主要設備及び仕様を第3.12－1 表に示す。
燃料補給設備については，「3.14 電源設備」にて記載する。

3.12-3

3.12.1.1.1 多様性，位置的分散
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
原子炉建屋放水設備又は海洋拡散抑制設備である大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲，泡原液混合装置，泡原液搬送車，放射性物質吸着材，汚濁防止
膜及び小型船舶（汚濁防止膜設置用）は，原子炉建屋，タービン建屋及び廃棄物処
理建屋から離れた屋外に保管する。
3.12.1.1.2 悪影響防止
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
原子炉建屋放水設備又は海洋拡散抑制設備である大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲，泡原液混合装置，泡原液搬送車，放射性物質吸着材，汚濁防止
膜及び小型船舶（汚濁防止膜設置用）は，他の設備から独立して保管及び使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。なお，放射性物質吸着材は，透過性を考慮した設計とすることで，雨水排水路集水桝等からの溢水により他の設
備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，仮に閉塞した場合においても，放射性物質吸着材の吊り上げ等によって流路を確保することができる設計とする。
放水砲は，放水砲の使用を想定する重大事故等時において必要となる屋外の他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲及び泡原液搬送車は，治具や輪留めによる固定等をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）は，飛散物となって他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
3.12.1.1.3 容量等
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
原子炉建屋放水設備である大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲，泡原液混合装置及び泡原液搬送車は，想定される重大事故等時において，大気への放射性物質の拡散抑制又は航空機燃料火災への対応に対して，1 台で複数号炉に放水するため，移動等ができる設計とし，放水砲による直状放射により原子炉建屋の最高点である屋上に放水又は噴霧放射により広範囲に放水するために必要な容量を有するものを 6 号及び 7 号炉共用で 1 セット 1 台使用する。保有数は，6 号及び 7号炉共用で 1 セット 1 台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 台（6 号及び 7 号炉共用）の合計 2 台を保管する。
海洋拡散抑制設備である放射性物質吸着材は，想定される重大事故等時において，海洋への放射性物質の拡散を抑制するため，6 号及び 7 号炉の雨水排水路集水桝並
びに 6 号及び 7 号炉の雨水排水路から汚染水が溢れた場合の代替排水路となる 5 号
炉の雨水排水路集水桝及びフラップゲート入口 3 箇所に設置する。保有数は，各設
置場所に対して 1 式を保管する。
海洋拡散抑制設備である汚濁防止膜は，想定される重大事故等時において，海洋への放射性物質の拡散を抑制するため，設置場所に応じた高さ及び幅を有する設計とする。保有数は，各設置場所の幅に応じて必要な本数を 2 組（6 号及び 7 号炉共用）に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として各設
置場所に対して 2 本（6 号及び 7 号炉共用）を保管する。

3.12-4

海洋拡散抑制設備である小型船舶（汚濁防止膜設置用）は，想定される重大事故
等時において，設置場所に汚濁防止膜を設置するために対応できる容量として，6号及び 7 号炉共用で 1 セット 1 台使用する。保有数は，6 号及び 7 号炉共用で 1 セ
ット 1 台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として
1 台（6 号及び 7 号炉共用）の合計 2 台を保管する。
3.12.1.1.4 環境条件等
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
原子炉建屋放水設備又は海洋拡散抑制設備である大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲，泡原液混合装置，泡原液搬送車，放射性物質吸着材，汚濁防止
膜及び小型船舶（汚濁防止膜設置用）は，屋外に保管及び設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲，泡原液混合装置及び泡原液搬送車の接続及び操作は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。
小型船舶（汚濁防止膜設置用）の操作は，想定される重大事故等時において，設
置場所で可能な設計とする。
大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲，泡原液混合装置及び放射性物
質吸着材は，使用時に海水を通水するため，海水影響を考慮した設計とする。
大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）は，海水を直接取水する際の異物の流入防止を考慮した設計とする。
汚濁防止膜は海に設置し，小型船舶（汚濁防止膜設置用）は海で使用するため，耐腐食性材料を使用する設計とする。
3.12.1.1.5 操作性の確保
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
原子炉建屋放水設備又は海洋拡散抑制設備である大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲，泡原液混合装置，泡原液搬送車，放射性物質吸着材，汚濁防止
膜及び小型船舶（汚濁防止膜設置用）は，想定される重大事故等時において，他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。
大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲，泡原液混合装置及び泡原液搬送車は，車両として屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲及び泡原液搬送車は設置場所にて輪留めにより固定等ができる設計とする。
大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲，泡原液混合装置及び泡原液搬送車の接続は，簡便な接続とし，一般的に使用される工具を用いて，ホースを確実に接続することができる設計とする。
大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）は，付属の操作スイッチにより，設置場
所での操作が可能な設計とする。
大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲，泡原液混合装置及び泡原液搬送車は，設置場所を任意に設定し，複数の方向から放水できる設計とする。
放射性物質吸着材は，車両により屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，容易に設置できる設計とする。
汚濁防止膜は，車両により屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計
3.12-5

とするとともに，小型船舶（汚濁防止膜設置用）を用いて設置できる設計とする。
小型船舶（汚濁防止膜設置用）は，車両により屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所で容易に操縦できる設計とする。
3.12.1.1.6 試験検査
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
原子炉建屋放水設備である大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲及び泡原液混合装置は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，独立して機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とするとともに，外観の確認が可能な設計とする。
また，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）は，発電用原子炉の運転中又は停止
中に，分解又は取替えが可能な設計とする。
原子炉建屋放水設備である泡原液搬送車は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，内容量及び外観の確認が可能な設計とする。
また，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）及び泡原液搬送車は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，車両として運転状態の確認が可能な設計とする。
海洋拡散抑制設備である放射性物質吸着材，汚濁防止膜及び小型船舶（汚濁防止膜設置用）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，外観の確認が可能な設計とする。

3.12-6

第 3.12－1 表

発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備主要機器仕様(1) 原子炉建屋放水設備
a. 大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）（6 号及び 7 号炉共用）兼用する設備は以下のとおり。
・使用済燃料プールの冷却等のための設備
台
数
1（予備 1）
容量900m3/h
吐出圧力1.25MPab. 放水砲（6 号及び 7 号炉共用）兼用する設備は以下のとおり。
・使用済燃料プールの冷却等のための設備
台
数
1（予備 1）c. 泡原液混合装置（6 号及び 7 号炉共用）台
数
1（予備 1）d. 泡原液搬送車（6 号及び 7 号炉共用）台
数
1（予備 1）
容量4,000L(2) 海洋拡散抑制設備
a. 放射性物質吸着材（6 号及び 7 号炉共用）(a) 6 号及び 7 号炉雨水排水路集水桝用
個数
1 式/箇所(b) 5 号雨水排水路集水桝用及びフラップゲート入口用
個数
1 式/箇所b. 汚濁防止膜（6 号及び 7 号炉共用）(a) 北放水口側
組
数
2※1
高
さ
6m
幅
140m/組※1 汚濁防止膜（幅 20m）を 7 本で 1 組として，2 組分
14 本と予備 2 本を含む。
(b) 取水口側（3 箇所）
組
数
2※2/箇所
高
さ
8m
幅
80m/組
※2 汚濁防止膜（幅 20m）を 4 本で 1 組として，2 組分
8 本と予備 2 本を含む。
c. 小型船舶（汚濁防止膜設置用）（6 号及び 7 号炉共用）台
数
1（予備 1）

3.12-7

原子炉建屋

大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）

使用済燃料
プール
原子炉
格納容器

放水砲

海

第 3.12－1 図

発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備系統概図（原子炉建屋放水設備による大気への放射性物質の拡散抑制）

3.12-8

3.12－9
第 3.12－2 図 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備配置図（海洋拡散抑制設備による海洋への放射性物質の拡散抑制）

泡原液搬送車

大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）

泡原液混合装置

放水砲

海第 3.12－3 図

発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備系統概図（原子炉建屋放水設備による航空機燃料火災への泡消火）

3.12-10

3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備【56 条】【設置許可基準規則】（重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
第五十六条 設計基準事故の収束に必要な水源とは別に，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を有する水源を確保することに加えて，発電用原子炉施設には，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備に対して重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を供給するために必要な設備を設けなければならない。
（解釈）
１ 第５６条に規定する「設計基準事故の収束に必要な水源とは別に，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を有する水源を確保することに加えて，発電用原子炉施設には，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備に対して重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を供給するために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
ａ）想定される重大事故等の収束までの間，十分な量の水を供給できること。
ｂ）複数の代替淡水源（貯水槽，ダム又は貯水池等）が確保されていること。
ｃ）海を水源として利用できること。
ｄ）各水源からの移送ルートが確保されていること。
ｅ）代替水源からの移送ホース及びポンプを準備しておくこと。
ｆ）原子炉格納容器を水源とする再循環設備は，代替再循環設備等により，多重性又
は多様性を確保すること。（PWR）

3.13-1

3.13.1 適合方針
設計基準事故の収束に必要な水源とは別に，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を有する水源を確保することに加えて，発電用原子炉施設には，設計基準
事故対処設備及び重大事故等対処設備に対して重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を供給するために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。
重大事故等の収束に必要となる水の供給設備の系統概要図を第 3.13－1 図から第3.13－8 図に示す。
3.13.1.1 重大事故等対処設備
重大事故等の収束に必要となる水の供給設備のうち，重大事故等の収束に必要となる水源として，復水貯蔵槽，サプレッション・チェンバ及びほう酸水注入系貯蔵タンクを設ける。これら重大事故等の収束に必要となる水源とは別に，代替淡水源として防火水槽及び淡水貯水池を設ける。また，淡水が枯渇した場合に，海を水源として利用できる設計とする。
重大事故等の収束に必要となる水の供給設備のうち，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備に対して，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を供給するために必要な設備として，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を設ける。また，海水を利用するために必要な設備として，大容量送水車（海水取水用）を設ける。
代替水源からの移送ルートを確保し，移送ホース及びポンプについては，複数箇所に分散して保管する。
(1) 重大事故等の収束に必要となる水源
a. 復水貯蔵槽を水源とした場合に用いる設備想定される重大事故等時において，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である
高圧代替注水系，低圧代替注水系（常設），代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び格納容器下部注水系（常設）並びに重大事故等対処設備（設計基準拡張）である原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心注水系の水源として，復水貯蔵槽を使用する。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・復水貯蔵槽各系統の詳細については，「3.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」，「3.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」，「3.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備」及び「3.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備」に記載する。
b. サプレッション・チェンバを水源とした場合に用いる設備想定される重大事故等時において，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である
代替循環冷却系並びに重大事故等対処設備（設計基準拡張）である原子炉隔離
時冷却系，高圧炉心注水系，残留熱除去系（低圧注水モード），残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）及び残留熱除去系（サプレッション・チェン
バ・プール水冷却モード）の水源として，サプレッション・チェンバを使用する。
3.13-2

主要な設備は，以下のとおりとする。
・サプレッション・チェンバ各系統の詳細については，「3.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」，「3.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」，「3.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備」及び「3.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備」に記載する。
c. ほう酸水注入系貯蔵タンクを水源とした場合に用いる設備想定される重大事故等時において，原子炉圧力容器への注水に使用する設計
基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段であるほう酸水注入系の水源として，ほう酸水注入系貯蔵タンクを使用する。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・ほう酸水注入系貯蔵タンク（3.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備）
本系統の詳細については，「3.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備」に記載する。
d. 代替淡水源を水源とした場合に用いる設備想定される重大事故等時において，復水貯蔵槽へ水を供給するための水源であるとともに，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水に使用する設計基
準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である低圧代替注水系（可搬型），代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）及び格納容器下部注水系（可搬型）の水源として，また，使用済燃料プールの冷却又は注水に使用する設計基
準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である燃料プール代替注水系の水源として，代替淡水源である防火水槽及び淡水貯水池を使用する。
各系統の詳細については，「3.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」，「3.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備」，「3.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備」及び「3.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備」に記載する。
e. 海を水源とした場合に用いる設備想定される重大事故等時において，淡水が枯渇した場合に，復水貯蔵槽へ水を供給するための水源であるとともに，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である低圧代替注水系（可搬型），代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）及び格
納容器下部注水系（可搬型）の水源として，また，使用済燃料プールの冷却又は注水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である燃料プール代替注水系の水源として海を利用するための重大事故等対処設備として，大容量送水車（海水取水用）を使用する。
大容量送水車（海水取水用）は，海水を各系統へ供給できる設計とする。
また，代替原子炉補機冷却系の大容量送水車（熱交換器ユニット用）及び原
子炉建屋放水設備の大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）の水源として，海を使用する。
3.13-3大容量送水車（海水取水用）の燃料は，燃料補給設備である軽油タンク及びタンクローリ（4kL）により補給できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・大容量送水車（海水取水用）(6 号及び 7 号炉共用)
・燃料補給設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
本系統の流路として，ホースを重大事故等対処設備として使用する。
その他，設計基準事故対処設備である非常用取水設備の海水貯留堰，スクリーン室及び取水路を重大事故等対処設備として使用する。
各系統の詳細については，「3.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」，「3.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備」，「3.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備」，「3.8 原子炉格
納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備」，「3.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備」及び「3.12 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備」に記載する。
(2) 水源へ水を供給するための設備
a. 復水貯蔵槽へ水を供給するための設備
重大事故等の収束に必要な水源である復水貯蔵槽へ淡水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を使用する。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，代替淡水源である防火水槽及び淡水貯水池の淡水を復水補給水系等を経由して復水貯蔵槽へ供給できる設計とする。
また，淡水が枯渇した場合に，重大事故等の収束に必要な水源である復水貯蔵槽へ海水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水ポン
プ（A-2 級）及び大容量送水車（海水取水用）を使用する。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）及び大容量送水車（海水取水用）は，海水を復水補給水系等を経由して復水貯蔵槽へ供給できる設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）及び大容量送水車（海水取水用）の燃料は，燃料補給設備である軽油タンク及びタンクローリ（4kL）により補給できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（6 号及び 7 号炉共用）
・大容量送水車（海水取水用）(6 号及び 7 号炉共用)
・燃料補給設備(6 号及び 7 号炉共用)（3.14 電源設備）
本系統の流路として，復水補給水系の配管及び弁並びにホースを重大事故等対処設備として使用する。
その他，設計基準事故対処設備である非常用取水設備の海水貯留堰，スクリーン室及び取水路並びに設計基準対象施設である復水貯蔵槽を重大事故等対処設備として使用する。
重大事故等の収束に必要となる水の供給設備の主要機器仕様を第 3.13－1 表に示す。
ほう酸水注入系については，「3.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備」に記載する。
燃料補給設備については，「3.14 電源設備」に記載する。
3.13-4

非常用取水設備については，「3.23非常用取水設備」に記載する。

3.13-5

3.13.1.1.1 多様性，位置的分散
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
復水貯蔵槽を水源とする高圧代替注水系，低圧代替注水系（常設），代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び格納容器下部注水系（常設）の多様性，位置的分散については，「3.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」，「3.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」，「3.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備」及び「3.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備」に記載する。
サプレッション・チェンバを水源とする代替循環冷却系の多様性，位置的分散については，「3.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備」に記載する。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，屋外の複数の異なる場所に分散して保管することで，共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の接続口は，共通要因によって接続できなくなることを防止するため，位置的分散を図った複数箇所に設置する設計とする。
大容量送水車（海水取水用）は，屋外の複数の異なる場所に分散して保管することで，共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
3.13.1.1.2 悪影響防止
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
復水貯蔵槽及びサプレッション・チェンバは，重大事故等時に弁操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）及び大容量送水車（海水取水用）は，通常時は接続先の系統と分離して保管し，重大事故等時に接続，弁操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，放射性物質を含む系統と含まない系統を区別するため，通常時に接続口を弁により隔離する設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）及び大容量送水車（海水取水用）は，治具や輪留めによる固定等をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）及び大容量送水車（海水取水用）は，飛散物となって他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
3.13.1.1.3 容量等
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
復水貯蔵槽は，設計基準対象施設と兼用しており，設計基準対象施設としての容量が，想定される重大事故等時において，代替淡水源又は海を使用するまでの間に必要な容量を有しているため，設計基準対象施設と同仕様で設計する。
サプレッション・チェンバは，設計基準対象施設と兼用しており，設計基準対象施設としての保有水量での水頭が，想定される重大事故等時において，代替循環冷
却系で使用する復水移送ポンプの必要有効吸込水頭の確保に必要な容量に対して十分であるため，設計基準対象施設と同仕様で設計する。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，想定される重大事故等時において，重大事
3.13-6

故等の収束に必要となる十分な量の水の供給が可能な容量を有するものを 1 セット
4 台使用する。保有数は，6 号及び 7 号炉共用で 4 セット 16 台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 台（6 号及び 7 号炉共用）の合計 17 台を保管する。
大容量送水車（海水取水用）は，想定される重大事故等時において，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水の供給が可能な容量を有するものを 6 号及び 7 号
炉共用で 1 セット 1 台使用する。保有数は，6 号及び 7 号炉共用で 2 セット 2 台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 台（6 号及び 7 号炉共用）の合計 3 台を保管する。
代替水源からの移送ホースは，複数ルートを考慮してそれぞれのルートに必要なホースの長さを満足する数量の合計に，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップを考慮した数量を分散して保管する。
3.13.1.1.4 環境条件等
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
復水貯蔵槽は，廃棄物処理建屋内に設置し，想定される重大事故等時における環
境条件を考慮した設計とする。
サプレッション・チェンバは，原子炉建屋原子炉区域内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）及び大容量送水車（海水取水用）は，屋外に保管及び設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の常設設備との接続及び操作並びに系統構成に必要な弁操作は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。
また，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，淡水だけでなく海水も使用できるが，可能な限り淡水を優先し，海水通水を短期間とすることで，設備への影響を考慮する。
大容量送水車（海水取水用）の操作等は，想定される重大事故等時において，設
置場所で可能な設計とする。
大容量送水車（海水取水用）は，使用時に海水を通水するため，海水影響を考慮した設計とし，海から直接取水する際の異物の流入防止を考慮した設計とする。
3.13.1.1.5 操作性の確保
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
復水貯蔵槽を水源とする高圧代替注水系，低圧代替注水系（常設），代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び格納容器下部注水系（常設）の操作性については，「3.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」，「3.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」，「3.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備」及び「3.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備」に記載する。
サプレッション・チェンバを水源とする代替循環冷却系の操作性については，「3.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備」に記載する。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を用いて復水貯蔵槽へ淡水を供給する系統及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）と大容量送水車（海水取水用）を用いて復水貯蔵槽へ海水を供給する系統は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成
3.13-7

から接続，弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）及び大容量送水車（海水取水用）は，付属の操作スイッチにより，設置場所での操作が可能な設計とし，系統構成に必要な弁は，設置場所での手動操作が可能な設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）及び大容量送水車（海水取水用）は，車両として屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所
にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を接続する接続口については，簡便な接続とし，接続治具を用いてホースを確実に接続することができる設計とする。また，6 号及び 7 号炉が相互に使用することができるよう，接続口の口径を統一する設計とする。
大容量送水車（海水取水用）と可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）との接続は，簡便な接続とし，接続治具を用いてホースを確実に接続できる設計とする。
大容量送水車（海水取水用）を用いて海水を各系統に供給する系統は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から接続，弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。
大容量送水車（海水取水用）は，付属の操作スイッチにより，設置場所での操作が可能な設計とする。
大容量送水車（海水取水用）は，車両として屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。
大容量送水車（海水取水用）と各系統との接続は，簡便な接続とし，接続治具を用いてホースを確実に接続できる設計とする。
3.13.1.1.6 試験検査
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
復水貯蔵槽は，発電用原子炉の運転中に漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
また，発電用原子炉の停止中に漏えいの有無の確認並びに内部の確認が可能な設計とする。
サプレッション・チェンバは，発電用原子炉の運転中に漏えいの有無の確認が可能な設計とする。また，発電用原子炉の停止中に内部の確認及び気密性能の確認が可能な設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，独立して機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とするとともに，分解又は取替えが可能な設計とする。
また，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，車両として運転状態の確認及び外観の確認が可能な設計とする。
大容量送水車（海水取水用）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，独立して機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とするとともに，分解又は取替えが可能な設計とする。
また，大容量送水車（海水取水用）は，車両として運転状態の確認及び外観の確認が可能な設計とする。

3.13-8

第 3.13－1 表

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備の主要機器仕様(1) 復水貯蔵槽
基
数
容
量
主要部材質

1
約 2,100m3
ステンレス鋼ライニング(2) サプレッション・チェンバ容積
サプレッション・チェンバ・プール水量

約 3,600m3(3) ほう酸水注入系貯蔵タンク
第 3.1-1 表 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備の主要仕様に記載する。
(4) 可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（6 号及び 7 号炉共用）
第 3.11－1 表 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備の主要機器仕様に記載する。
(5) 大容量送水車（海水取水用）（6 号及び 7 号炉共用）個
数
2（予備 1）
容量900m3/h

3.13-9原子炉圧力容器
原子炉格納容器へ
低圧代替注水系（常設）
代替格納容器スプレイ系 (常設)
原子炉圧力容器へ

低圧代替注水系(常設)

原子炉格納容器下部へ
復水移送ポンプ

格納容器下部注水系 (常設)

復 水貯蔵槽
サプレッション・チェンバから

3.13-10

復水補給水系
MO

MO

原子炉隔離時冷却系
タービン

原子炉隔離時冷却系
ポンプ

MO

MO

原子炉圧力容器へ
原子炉隔離時冷却系

サプレッション・チェンバへ
主蒸気管から

高圧炉心注水系ポンプ(C)

高圧炉心注水系ポンプ(B)

原子炉圧力容器へ
高圧代替注水系ポンプ

高圧代替注水系
タービン

高圧炉心注水系

原子炉圧力容器へ

サプレッション・チェンバへ

高圧代替注水系
主蒸気管から

第 3.13－1 図(1)

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備系統概要図（復水貯蔵槽を水源とした場合に用いる設備）（6 号炉）

原子炉圧力容器へ
低圧代替注水系（常設）
原子炉格納容器下部へ
格納容器下部注水系 (常設)
原子炉圧力容器
原子炉格納容器へ
復水移送ポンプ

低圧代替注水系（常設）
代替格納容器スプレイ系（常設）

復 水貯蔵槽
3.13-11

サプレッション・チェンバから

復水補給水系
MO

MO

MO

原子炉隔離時冷却系
タービン

原子炉隔離時冷却系
ポンプ

MO

高圧炉心注水系ポンプ(C)

原子炉圧力容器へ
原子炉隔離時冷却系

サプレッション・チェンバへ
主蒸気管から

原子炉圧力容器へ
高圧炉心注水系

高圧炉心注水系ポンプ(B)

原子炉圧力容器へ
高圧代替注水系
タービン

高圧代替注水系ポンプ

高圧炉心注水系

原子炉圧力容器へ
サプレッション・チェンバへ

高圧代替注水系
主蒸気管から

第 3.13－1 図(2)

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備系統概要図（復水貯蔵槽を水源とした場合に用いる設備）（7 号炉）

サプレッション・チェンバMOMO

3.13-12

残留熱除去系
ポンプ(B)

MO

MO

MO

残留熱除去系ポンプ(A)

原子炉圧力容器
原子炉格納容器
サプレッション・チェンバへMO

残留熱除去系ポンプ(C)

高圧炉心注水系
ポンプ(C)

高圧炉心注水系
ポンプ(B)

原子炉圧力容器
原子炉格納容器
サプレッション・チェンバへ

原子炉隔離時冷却系ポンプ

原子炉圧力容器へ残留熱除去系※1

残留熱除去系※1
主蒸気管から代替循環冷却系
復水移送ポンプへ

残留熱除去系※2
原子炉圧力容器
サプレッション・チェンバへ

第 3.13－2 図

原子炉隔離時冷却系

原子炉圧力容器へ※1 低圧注水モード
格納容器スプレイ冷却モード
サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード※2 低圧注水モード
サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備系統概要図（サプレッション・チェンバを水源とした場合に用いる設備）

所内用圧縮空気系から

原子炉格納容器
内側
外側

純水補給水系から

ほう酸水
注入系
テスト
タンク

MO
MO

3.13-13

ほう酸水注入系
貯 蔵 タ ン ク

ほう酸水
注入系ポンプ(B)

原子炉圧力容器へ

MO

スパージャ

MO

ほう酸水
注入系ポンプ(A)

第 3.13－3 図(1)

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備系統概要図（ほう酸水注入系貯蔵タンクを水源とした場合に用いる設備）（6 号炉）

所内用圧縮空気系から

原子炉格納容器
外側
内側

純水補給水系から

ほう酸水
注入系
テスト
タンク

MO
MO

3.13-14

ほう 酸水注入系
貯 蔵 タ ン ク

ほう酸水
注入系ポンプ(B)

原子炉圧力容器へ

MO

スパージャ

MO

ほう酸水
注入系ポンプ(A)

第 3.13－3 図(2)

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備系統概要図（ほう酸水注入系貯蔵タンクを水源とした場合に用いる設備）（7 号炉）

3.13-15
第 3.13－4 図

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備系統概要図（代替淡水源を水源とした場合に用いる設備（各系統の水源として使用））

低圧代替注水系（可搬型）
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）
格納容器下部注水系（可搬型）

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）

大容量送水車（海水取水用）

復水補給水系へ

3.13-16

燃料プール代替注水系
使用済燃料プールへ

海

第 3.13－5 図

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備系統概要図（海を水源とした場合に用いる設備（各系統の水源として使用））

淡水
熱 交 換

器 ユ ニ ッ ト

海水

原子炉補機冷却系へ

代替原子炉補機
冷却水ポンプ
熱交換器

大容量送水車（熱交換器ユニット用）

海第 3.13－6 図(1)

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備系統概要図（海を水源とした場合に用いる設備(最終ヒートシンクへの代替熱輸送)）（その 1）

3.13-17

淡水
海水

熱

交

換

器

ユ

ニ

ッ

ト

原子炉補機冷却系へ
代替原子炉補機
冷却水ポンプ

熱交換器

大容量送水車（熱交換器ユニット用）

海第 3.13－6 図(2)

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備系統概要図（海を水源とした場合に用いる設備(最終ヒートシンクへの代替熱輸送)）（その 2）

3.13-18

原子炉建屋

大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）

使用済燃料
プール
原子炉
格納容器

放水砲

海

第 3.13－7 図(1)

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備系統概要図（海を水源とした場合に用いる設備（大気への拡散抑制））

3.13-19

泡原液搬送車

大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）

泡原液混合装置

放水砲

海第 3.13－7 図(2)

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備系統概要図（海を水源とした場合に用いる設備（航空機燃料火災への泡消火））

3.13-20

淡水貯水池可搬型代替注水ポンプ（A-2級）
屋内

屋外

3.13-21

防火水槽

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）

復 水
貯蔵槽

第 3.13－8 図(1)

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備系統概要図（復水貯蔵槽へ水を供給するための設備（代替淡水源を水源とした場合））

防火水槽

屋内

屋外

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）

大容量送水車（海水取水用）3.13-22
復 水貯蔵槽

海第 3.13－8 図(2)

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備系統概要図（復水貯蔵槽へ水を供給するための設備（海を水源とした場合））

3.14 電源設備【57 条】【設置許可基準規則】（電源設備）
第五十七条 発電用原子炉施設には，設計基準事故対処設備の電源が喪失したことにより重大事故等が発生した場合において炉心の著しい損傷，原子炉格納容器の破損，貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷及び運転停止中原子炉内燃料体の著しい損傷を防止するために必要な電力を確保するために必要な設備を設けなければならない。
2 発電用原子炉施設には，第三十三条第二項の規定により設置される非常用電源設備
及び前項の規定により設置される電源設備のほか，設計基準事故対処設備の電源が喪失したことにより重大事故等が発生した場合において炉心の著しい損傷，原子炉
格納容器の破損，貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷及び運転停止中原子炉内燃料体の著しい損傷を防止するための常設の直流電源設備を設けなければならない。
（解釈）
1 第1項に規定する「必要な電力を確保するために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
ａ）代替電源設備を設けること。
ⅰ）可搬型代替電源設備（電源車及びバッテリ等）を配備すること。
ⅱ）常設代替電源設備として交流電源設備を設置すること。
ⅲ）設計基準事故対処設備に対して，独立性を有し，位置的分散を図ること。
ｂ）所内常設蓄電式直流電源設備は，負荷切り離しを行わずに8時間，電気の供給が可能であること。ただし，「負荷切り離しを行わずに」には，原子炉制御室又は隣接する電気室等において簡易な操作で負荷の切り離しを行う場合を含まない。その後，必要な負荷以外を切り離して残り16時間の合計24時間にわたり，電気の供給を行うことが可能であること。
ｃ）24時間にわたり，重大事故等の対応に必要な設備に電気（直流）の供給を行うことが可能である可搬型直流電源設備を整備すること。
ｄ）複数号機設置されている工場等では，号機間の電力融通を行えるようにあらか
じめケーブル等を敷設し，手動で接続できること。
ｅ）所内電気設備（モーターコントロールセンター(MCC)，パワーセンター(P/C)及び金属閉鎖配電盤(メタクラ)(M/C)等）は，代替所内電気設備を設けることなどにより共通要因で機能を失うことなく，少なくとも一系統は機能の維持及び人の接近性の確保を図ること。
2 第 2 項に規定する「常設の直流電源設備」とは，以下に掲げる措置又はこれと同等以上の効果を有する措置を行うための設備とする。
ａ）更なる信頼性を向上するため，負荷切り離し（原子炉制御室又は隣接する電気室等において簡易な操作で負荷の切り離しを行う場合を含まない。）を行わずに 8
時間，その後，必要な負荷以外を切り離して残り 16 時間の合計 24 時間にわたり，重大事故等の対応に必要な設備に電気の供給を行うことが可能であるもう 1 系統の特に高い信頼性を有する所内常設直流電源設備（3 系統目）を整備すること。

3.14-1

3.14.1 適合方針
設計基準事故対処設備の電源が喪失したことにより重大事故等が発生した場合において炉心の著しい損傷，原子炉格納容器の破損，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷及び運転停止中原子炉内燃料体の著しい損傷を防止するため，必要な電力を確保するために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。
代替電源設備の系統図を第 3.14－1 図から第 3.14－18 図に示す。
また，想定される重大事故等時において，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備及び非常用直流電源設備が使用できる場合は，重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する。
3.14.1.1 重大事故等対処設備
代替電源設備のうち，重大事故等の対応に必要な電力を確保するための設備として，常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，号炉間電力融通電気設備，
所内蓄電式直流電源設備（常設代替直流電源設備を含む），可搬型直流電源設備及び代替所内電気設備を設ける。また，重大事故等時に重大事故等対処設備の補機駆動用の軽油を補給するための設備として，燃料補給設備を設ける。
(1) 代替交流電源設備による給電
a. 常設代替交流電源設備による給電
設計基準事故対処設備の交流電源が喪失（全交流動力電源喪失）した場合の重大事故等対処設備として，常設代替交流電源設備を使用する。
常設代替交流電源設備は，第一ガスタービン発電機，第一ガスタービン発電
機用燃料タンク，第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ，軽油タンク，タンクローリ（16kL），電路，計測制御装置等で構成し，第一ガスタービン発電機を中央制御室での操作にて速やかに起動し，非常用高圧母線 C 系及び非常用高圧母線 D 系，又は AM 用 MCC へ接続することで電力を供給できる設計とする。
第一ガスタービン発電機の燃料は，第一ガスタービン発電機用燃料タンクより第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプを用いて補給できる設計とする。
また，第一ガスタービン発電機用燃料タンクの燃料は，軽油タンクよりタンク
ローリ（16kL）を用いて補給できる設計とする。
常設代替交流電源設備は，非常用交流電源設備に対して，独立性を有し，位置的分散を図る設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・第一ガスタービン発電機（6 号及び 7 号炉共用）・第一ガスタービン発電機用燃料タンク（6 号及び 7 号炉共用）・第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ（6 号及び 7 号炉共用）
・軽油タンク（6 号及び 7 号炉共用）・タンクローリ（16kL）（6 号及び 7 号炉共用）
b. 可搬型代替交流電源設備による給電
設計基準事故対処設備の交流電源が喪失（全交流動力電源喪失）した場合の重大事故等対処設備として，可搬型代替交流電源設備を使用する。
可搬型代替交流電源設備は，電源車，軽油タンク，タンクローリ（4kL），電路，計測制御装置等で構成し，電源車を非常用高圧母線 C 系及び非常用高圧母線 D 系，又は AM 用 MCC へ接続することで電力を供給できる設計とする。
電源車の燃料は，軽油タンクよりタンクローリ（4kL）を用いて補給できる設
3.14-2

計とする。
可搬型代替交流電源設備は，非常用交流電源設備に対して，独立性を有し，位置的分散を図る設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・電源車（6 号及び 7 号炉共用）
・軽油タンク（6 号及び 7 号炉共用）・タンクローリ（4kL）（6 号及び 7 号炉共用）
c. 号炉間電力融通電気設備による給電
設計基準事故対処設備の交流電源が喪失（全交流動力電源喪失）した場合の重大事故等対処設備として，号炉間電力融通電気設備を使用する。
号炉間電力融通電気設備は，号炉間電力融通ケーブル（常設），号炉間電力融通ケーブル（可搬型），計測制御装置等で構成し，号炉間電力融通ケーブル（常設）をあらかじめ敷設し，6 号及び 7 号炉の緊急用電源切替箱断路器に手動で接続することで，他号炉の電源設備から非常用高圧母線 C 系及び非常用高圧母線 D 系に電力を供給できる設計とする。また，号炉間電力融通ケーブル（常設）が使用できない場合に，予備ケーブルとして号炉間電力融通ケーブル（可搬型）を 6 号及び 7 号炉の緊急用電源切替箱断路器に手動で接続することで，他号炉の電源設備から非常用高圧母線 C 系及び非常用高圧母線 D 系に電力を供給できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・号炉間電力融通ケーブル（常設）（6 号及び 7 号炉共用）
・号炉間電力融通ケーブル（可搬型）（6 号及び 7 号炉共用）(2) 代替直流電源設備による給電
a. 所内蓄電式直流電源設備及び常設代替直流電源設備による給電
設計基準事故対処設備の交流電源が喪失（全交流動力電源喪失）した場合の重大事故等対処設備として，所内蓄電式直流電源設備及び常設代替直流電源設
備を使用する。
所内蓄電式直流電源設備は，直流 125V 蓄電池 A，直流 125V 蓄電池 A-2，AM用直流 125V 蓄電池，直流 125V 充電器 A，直流 125V 充電器 A-2，AM 用直流 125V
充電器，電路，計測制御装置等で構成し，全交流動力電源喪失から 8 時間後に，不要な負荷の切り離しを行い，全交流動力電源喪失から 24 時間にわたり，直流 125V 蓄電池 A，直流 125V 蓄電池 A-2 及び AM 用直流 125V 蓄電池から電力を供給できる設計とする。また，交流電源復旧後に，交流電源を直流 125V 充電
器 A,直流 125V 充電器 A-2 又は AM 用直流 125V 充電器を経由し直流母線へ接続することで電力を供給できる設計とする。
常設代替直流電源設備は，AM 用直流 125V 蓄電池，AM 用直流 125V 充電器，電路，計測制御装置等で構成し，全交流動力電源喪失から 24 時間にわたり，
AM 用直流 125V 蓄電池から電力を供給できる設計とする。また，交流電源復旧
後に，交流電源を AM 用直流 125V 充電器を経由し直流母線へ接続することで電力を供給できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・直流 125V 蓄電池 A
・直流 125V 蓄電池 A-2・AM 用直流 125V 蓄電池
3.14-3・直流 125V 充電器 A
・直流 125V 充電器 A-2・AM 用直流 125V 充電器
b. 可搬型直流電源設備による給電
設計基準事故対処設備の交流電源及び直流電源が喪失した場合の重大事故等対処設備として，可搬型直流電源設備を使用する。
可搬型直流電源設備は，電源車，AM 用直流 125V 充電器，軽油タンク，タンクローリ（4kL），電路，計測制御装置等で構成し，電源車を代替所内電気設備
及び AM 用直流 125V 充電器を経由し直流母線へ接続することで電力を供給できる設計とする。
電源車の燃料は，軽油タンクよりタンクローリ（4kL）を用いて補給できる設計とする。
可搬型直流電源設備は，電源車の運転を継続することで，設計基準事故対処
設備の交流電源及び直流電源の喪失から 24 時間にわたり必要な負荷に電力の供給を行うことができる設計とする。
可搬型直流電源設備は，非常用直流電源設備に対して，独立性を有し，位置的分散を図る設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・電源車（6 号及び 7 号炉共用）
・AM 用直流 125V 充電器
・軽油タンク（6 号及び 7 号炉共用）・タンクローリ（4kL）（6 号及び 7 号炉共用）(3) 代替所内電気設備による給電
設計基準事故対処設備の非常用所内電気設備が機能喪失した場合の重大事故等対処設備として，代替所内電気設備を使用する。
代替所内電気設備は，緊急用断路器，緊急用電源切替箱断路器，緊急用電源切
替箱接続装置，AM 用動力変圧器，AM 用 MCC，AM 用切替盤，AM 用操作盤，非常用
高圧母線 C 系及び非常用高圧母線 D 系，計測制御装置等で構成し，常設代替交流
電源設備又は可搬型代替交流電源設備の電路として使用し電力を供給できる設計とする。
代替所内電気設備は，共通要因で設計基準事故対処設備である非常用所内電気設備と同時に機能を喪失しない設計とする。また，代替所内電気設備及び非常用
所内電気設備は，少なくとも 1 系統は機能の維持及び人の接近性を図る設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・緊急用断路器（6 号及び 7 号炉共用）・緊急用電源切替箱断路器
・緊急用電源切替箱接続装置
・AM 用動力変圧器
・AM 用 MCC・AM 用切替盤
・AM 用操作盤
・非常用高圧母線 C 系
・非常用高圧母線 D 系
3.14-4

(4) 燃料補給設備による給油
重大事故等時に補機駆動用の軽油を補給する設備として，軽油タンク，タンク
ローリ（4kL）及びホースを使用する。
可搬型代替注水ポンプ（A-1 級），可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），大容量送水車（熱交換器ユニット用），大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），大容量送水車（海水取水用），モニタリング・ポスト用発電機及び 5 号炉原子炉建屋内緊
急時対策所用可搬型電源設備は，軽油タンクからタンクローリ（4kL）を用いて燃料を補給できる設計とする。
軽油タンクからタンクローリ（4kL）への軽油の補給は，ホースを用いる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・軽油タンク（6 号及び 7 号炉共用）・タンクローリ（4kL）（6 号及び 7 号炉共用）
本系統の流路として，ホースを重大事故等対処設備として使用する。
代替電源設備の主要機器仕様を第 3.14－1 表に示す。

3.14-5

3.14.1.1.1 多様性及び独立性，位置的分散
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
常設代替交流電源設備は，非常用交流電源設備と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，第一ガスタービン発電機をガスタービンにより駆動することで，ディーゼルエンジンにより駆動する非常用ディーゼル発電機を用いる非常用交流
電源設備に対して多様性を有する設計とする。
常設代替交流電源設備の第一ガスタービン発電機，タンクローリ（16kL），第一ガ
スタービン発電機用燃料タンク及び第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプは，
原子炉建屋から離れた屋外に設置又は保管することで，原子炉建屋内の非常用ディーゼル発電機並びに燃料ディタンク及び原子炉建屋近傍の燃料移送ポンプと共通要因によって同時に機能を損なわないよう，位置的分散を図る設計とする。
常設代替交流電源設備は，第一ガスタービン発電機から非常用高圧母線までの系
統において，独立した電路で系統構成することにより，非常用ディーゼル発電機から非常用高圧母線までの系統に対して，独立性を有する設計とする。
これらの多様性及び位置的分散並びに電路の独立性によって，常設代替交流電源
設備は非常用交流電源設備に対して独立性を有する設計とする。
可搬型代替交流電源設備は，非常用交流電源設備と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，電源車の冷却方式を空冷とすることで，冷却方式が水冷である
非常用ディーゼル発電機を用いる非常用交流電源設備に対して多様性を有する設計とする。また，可搬型代替交流電源設備は，常設代替交流電源設備と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，電源車をディーゼルエンジンにより駆動する
ことで，ガスタービンにより駆動する第一ガスタービン発電機を用いる常設代替交
流電源設備に対して多様性を有する設計とする。
可搬型代替交流電源設備の電源車及びタンクローリ（4kL）は，屋外の原子炉建屋から離れた場所に保管することで，原子炉建屋内の非常用ディーゼル発電機並びに燃料ディタンク及び原子炉建屋近傍の燃料移送ポンプと共通要因によって同時に機能を損なわないよう，位置的分散を図る設計とする。また，可搬型代替交流電源
設備の電源車及びタンクローリ（4kL）は，屋外のタービン建屋近傍の第一ガスター
ビン発電機，第一ガスタービン発電機用燃料タンク及び第一ガスタービン発電機用
燃料移送ポンプから離れた場所に保管することで，共通要因によって同時に機能を損なわないよう，位置的分散を図る設計とする。
可搬型代替交流電源設備は，電源車から非常用高圧母線までの系統において，独立した電路で系統構成することにより，非常用ディーゼル発電機から非常用高圧母線までの系統に対して，独立性を有する設計とする。
これらの多様性及び位置的分散並びに電路の独立性によって，可搬型代替交流電源設備は非常用交流電源設備に対して独立性を有する設計とする。
可搬型代替交流電源設備の電源車の接続箇所は，共通要因によって接続できなくなることを防止するため，位置的分散を図った複数箇所に設置する設計とする。
号炉間電力融通電気設備の号炉間電力融通ケーブル（常設）は，コントロール建
屋内に設置することで，原子炉建屋内の非常用ディーゼル発電機と共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
号炉間電力融通電気設備の号炉間電力融通ケーブル（可搬型）は，原子炉建屋及びコントロール建屋から離れた屋外に保管することで，原子炉建屋内の非常用ディーゼル発電機及びコントロール建屋内の号炉間電力融通ケーブル（常設）と共通要
3.14-6

因によって同時に機能を損なわないよう，位置的分散を図る設計とする。
所内蓄電式直流電源設備は，コントロール建屋内の非常用直流電源設備 4 系統のうち 3 系統と異なる区画及び原子炉建屋内に設置することで，非常用直流電源設備と共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
所内蓄電式直流電源設備は，蓄電池及び充電器から直流母線までの系統において，独立した電路で系統構成することにより，非常用直流電源設備 4 系統のうち 3 系統の蓄電池及び充電器から直流母線までの系統に対して，独立性を有する設計とする。
これらの位置的分散及び電路の独立性によって，所内蓄電式直流電源設備は非常用直流電源設備 4 系統のうち 3 系統に対して独立性を有する設計とする。
常設代替直流電源設備は，原子炉建屋内に設置することで，コントロール建屋内の非常用直流電源設備と共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
常設代替直流電源設備は，蓄電池及び充電器から直流母線までの系統において，独立した電路で系統構成することにより，非常用直流電源設備の蓄電池及び充電器
から直流母線までの系統に対して，独立性を有する設計とする。
これらの位置的分散及び電路の独立性によって，常設代替直流電源設備は非常用
直流電源設備に対して独立性を有する設計とする。
可搬型直流電源設備は，非常用直流電源設備と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，電源車の冷却方式を空冷とすることで，冷却方式が水冷である非常用ディーゼル発電機から給電する非常用直流電源設備に対して多様性を有する設計とする。また，AM 用直流 125V 充電器により交流電力を直流に変換できることで，蓄電池（非常用）を用いる非常用直流電源設備に対して多様性を有する設計とする。
可搬型直流電源設備の電源車，AM 用直流 125V 充電器及びタンクローリ（4kL）
は，屋外の原子炉建屋から離れた場所及び原子炉建屋内に設置又は保管することで，原子炉建屋内の非常用ディーゼル発電機並びに燃料ディタンク，原子炉建屋近傍の燃料移送ポンプ及びコントロール建屋内の充電器と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，位置的分散を図る設計とする。
可搬型直流電源設備は，電源車から直流母線までの系統において，独立した電路で系統構成することにより，非常用ディーゼル発電機から直流母線までの系統に対して，独立性を有する設計とする。
これらの多様性及び位置的分散並びに電路の独立性によって，可搬型直流電源設
備は非常用直流電源設備に対して独立性を有する設計とする。
可搬型直流電源設備の電源車の接続箇所は，共通要因によって接続できなくなることを防止するため，位置的分散を図った複数箇所に設置する設計とする。
代替所内電気設備の緊急用断路器，緊急用電源切替箱断路器，緊急用電源切替箱
接続装置，AM 用動力変圧器，AM 用 MCC 及び AM 用操作盤は，非常用所内電気設備と異なる区画に設置することで，非常用所内電気設備と共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
代替所内電気設備は，独立した電路で系統構成することにより，非常用所内電気設備に対して，独立性を有する設計とする。
これらの位置的分散及び電路の独立性によって，代替所内電気設備は非常用所内電気設備に対して独立性を有する設計とする。
燃料補給設備のタンクローリ（4kL）は，原子炉建屋近傍の燃料移送ポンプから離れた屋外に分散して保管することで，燃料移送ポンプと共通要因によって同時に機
3.14-7

能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
軽油タンクは，屋外に分散して設置することで，共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
10.2.2.2 悪影響防止
基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
常設代替交流電源設備の第一ガスタービン発電機，第一ガスタービン発電機用燃料タンク及び第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプは，通常時は遮断器等により接続先の系統から隔離し，重大事故等時に遮断器操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
常設代替交流電源設備のタンクローリ（16kL）は，接続先の系統と分離して保管し，重大事故等時に接続，弁操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
常設代替交流電源設備の軽油タンクは，重大事故等時に弁操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
第一ガスタービン発電機及び第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプは，飛散物となって他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型代替交流電源設備の電源車及びタンクローリ（4kL）は，接続先の系統と分離して保管し，重大事故等時に接続，弁操作，遮断器操作等により重大事故等対処
設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型代替交流電源設備の軽油タンクは，重大事故等時に弁操作等により重大事
故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
電源車は治具や輪留めによる固定等をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
号炉間電力融通電気設備の号炉間電力融通ケーブル（常設）は，接続先の系統と分離し，重大事故等時に接続等により重大事故等対処設備としての系統構成とする
ことで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
号炉間電力融通電気設備の号炉間電力融通ケーブル（可搬型）は，接続先の系統と分離して保管し，重大事故等時に接続等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
号炉間電力融通ケーブル（可搬型）は治具による固定等をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
所内蓄電式直流電源設備の直流 125V 蓄電池 A，直流 125V 蓄電池 A-2，直流 125V
充電器 A 及び直流 125V 充電器 A-2 は，通常時は設計基準事故対処設備として使用する場合と同じ系統構成とし，重大事故等時に遮断器操作等により重大事故等対処
設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
所内蓄電式直流電源設備及び常設代替直流電源設備の AM 用直流 125V 蓄電池及びAM 用直流 125V 充電器は，通常時は非常用直流電源設備と分離し，重大事故等時に通常時と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する，及び遮断器等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型直流電源設備の AM 用直流 125V 充電器は，通常時は非常用直流電源設備と3.14-8分離し，重大事故等時に通常時と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用す
る，及び遮断器等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型直流電源設備の電源車及びタンクローリ（4kL）は，接続先の系統と分離して保管し，重大事故等時に接続，弁操作，遮断器操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型直流電源設備の軽油タンクは，重大事故等時に弁操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
代替所内電気設備の緊急用断路器，緊急用電源切替箱断路器，緊急用電源切替箱
接続装置，AM 用動力変圧器，AM 用 MCC 及び AM 用操作盤は，通常時は遮断器等により接続先の系統から隔離し，重大事故等時に遮断器操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
代替所内電気設備の AM 用切替盤，非常用高圧母線 C 系及び非常用高圧母線 D 系
は，重大事故等時に遮断器操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
燃料補給設備のタンクローリ（4kL）は，接続先の系統と分離して保管し，重大事
故等時に接続，弁操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
燃料補給設備の軽油タンクは，重大事故等時に弁操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
タンクローリ（4kL）及びタンクローリ（16kL）は治具や輪留めによる固定等をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
3.14.1.1.3 共用の禁止
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
第一ガスタービン発電機，第一ガスタービン発電機用燃料タンク，第一ガスター
ビン発電機用燃料移送ポンプ及び緊急用断路器は，共用により第一ガスタービン発
電機から自号炉だけでなく他号炉にも電力の供給が可能となり，安全性の向上を図れることから，6 号及び 7 号炉で共用する設計とする。第一ガスタービン発電機，第一ガスタービン発電機用燃料タンク，第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ
及び緊急用断路器は，共用により悪影響を及ぼさないよう，6 号及び 7 号炉を断路器等により系統を隔離して使用する設計とする。
号炉間電力融通ケーブル（常設）は，共用により 6 号及び 7 号炉相互間での電力融通を可能とし，安全性の向上を図れることから，6 号及び 7 号炉で共用する設計とする。号炉間電力融通ケーブル（常設）は，共用により悪影響を及ぼさないよう，
通常時は接続先の系統と分離した状態で設置する設計とする。
軽油タンクは，第一ガスタービン発電機，電源車，可搬型代替注水ポンプ（A-1級），可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），大容量送水車（熱交換器ユニット用），大容
量送水車（原子炉建屋放水設備用），大容量送水車（海水取水用），モニタリング・
ポスト用発電機及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備の燃料を貯蔵しており，共用により他号炉のタンクに貯蔵している燃料も使用可能となり，安全性の向上が図られることから，6 号及び 7 号炉で共用する設計とする。軽油タ
ンクは，共用により悪影響を及ぼさないよう，6 号及び 7 号炉で必要な重大事故等
3.14-9

対処設備の燃料を確保するとともに，号炉の区分けなくタンクローリ（16kL）及びタンクローリ（4kL）を用いて燃料を利用できる設計とする。
なお，軽油タンクは，重大事故等時に重大事故等対処設備へ燃料補給を実施する
場合のみ 6 号及び 7 号炉共用とする。
3.14.1.1.4 容量等
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
第一ガスタービン発電機は，想定される重大事故等時において，炉心の著しい損
傷，原子炉格納容器の破損，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷及び運転
停止中原子炉内燃料体の著しい損傷を防止するために必要な容量を有する設計とする。
第一ガスタービン発電機用燃料タンクは，想定される重大事故等時において，タンクローリ（16kL）で燃料を補給するまでの間，第一ガスタービン発電機に燃料を補給可能な容量を有する設計とする。
第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプは，想定される重大事故等時において，第一ガスタービン発電機の運転に必要な燃料を補給できるポンプ容量を有する設計とする。
電源車は，想定される重大事故等時において，最低限必要な設備に電力を供給できる容量を有するものを 1 セット 2 台使用する。保有数は，6 号及び 7 号炉共用で4 セット 8 台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 台（6 号及び 7 号炉共用）の合計 9 台を保管する。
号炉間電力融通ケーブル（常設）は，想定される重大事故等時において，必要な設備に電力を供給できる容量を有する設計とする。
号炉間電力融通ケーブル（可搬型）は，想定される重大事故等時において，必要な設備に電力を供給できる容量を有するものを 1 式として使用する。保有数は，号
炉間電力融通ケーブル（常設）の故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 式（6 号及び 7 号炉共用）を保管する。
直流 125V 蓄電池 A，直流 125V 蓄電池 A-2 及び AM 用直流 125V 蓄電池は，想定される重大事故等時において，負荷の切り離しを行わず 8 時間，その後必要な負荷以外を切り離して 16 時間の合計 24 時間にわたり必要な設備に電力を供給できる容量を有する設計とする。
AM 用直流 125V 充電器は，想定される重大事故等時において，必要な設備に電力を供給できる容量を有する設計とする。
緊急用断路器，緊急用電源切替箱断路器，緊急用電源切替箱接続装置，AM 用動力
変圧器及び AM 用 MCC は，想定される重大事故等時において，必要な設備に電力を供給できる容量を有する設計とする。
軽油タンクは，設計基準事故対処設備と兼用しており，設計基準事故対処設備としての容量が，想定される重大事故等時において，その機能を発揮することが必要
な重大事故等対処設備が，事故後 7 日間連続運転するために必要となる燃料を供給できる容量を有しているため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
タンクローリ（16kL）は，想定される重大事故等時において，第一ガスタービン
発電機用燃料タンクに，燃料を補給できる容量を有するものを 1 セット 1 台使用する。保有数は，6 号及び 7 号炉共用で 1 セット 1 台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 台（6 号及び 7 号炉共用）の合計 2 台
3.14-10

を保管する。
タンクローリ（4kL）は，想定される重大事故等時において，その機能を発揮することが必要な重大事故等対処設備に，燃料を補給できる容量を有するものを 1 セット 3 台使用する。保有数は，6 号及び 7 号炉共用で 1 セット 3 台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 台（6 号及び 7 号炉共用）の合計 4 台を保管する。
3.14.1.1.5 環境条件等
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
第一ガスタービン発電機，第一ガスタービン発電機用燃料タンク及び第一ガスタ
ービン発電機用燃料移送ポンプは，屋外に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
第一ガスタービン発電機の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室で可能な設計とする。
第一ガスタービン発電機用燃料タンクの系統構成に必要な弁の操作は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。
第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプの操作は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。
電源車は，屋外に保管及び設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
電源車の常設設備との接続及び操作は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。
号炉間電力融通ケーブル（常設）は，コントロール建屋に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
号炉間電力融通ケーブル（常設）の操作は想定される重大事故等時において設置場所で可能な設計とする。
号炉間電力融通ケーブル（可搬型）は，屋外に保管及びコントロール建屋内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
号炉間電力融通ケーブル（可搬型）の常設設備との接続及び操作は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。
直流 125V 蓄電池 A，直流 125V 蓄電池 A-2，直流 125V 充電器 A 及び直流 125V 充
電器 A-2 は，コントロール建屋に設置し，想定される重大事故等時における環境条
件を考慮した設計とする。
AM 用直流 125V 蓄電池及び AM 用直流 125V 充電器は，原子炉建屋内の原子炉区域外に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
緊急用断路器は，屋外に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
緊急用断路器の操作は想定される重大事故等時において設置場所で可能な設計とする。
緊急用電源切替箱断路器は，コントロール建屋に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
緊急用電源切替箱断路器の操作は想定される重大事故等時において設置場所で可能な設計とする。
緊急用電源切替箱接続装置，AM 用動力変圧器，AM 用 MCC，AM 用切替盤，AM 用操
3.14-11

作盤，非常用高圧母線 C 系及び非常用高圧母線 D 系は，原子炉建屋内の原子炉区域外に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
緊急用電源切替箱接続装置，AM 用 MCC，AM 用切替盤，AM 用操作盤，非常用高圧
母線 C 系及び非常用高圧母線 D 系の操作は想定される重大事故等時において設置場所で可能な設計とする。
軽油タンクは，屋外に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
軽油タンクの系統構成に必要な弁の操作は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。
タンクローリ（16kL）及びタンクローリ（4kL）は，屋外に保管及び設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
タンクローリ（16kL）及びタンクローリ（4kL）の常設設備との接続及び操作は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。
3.14.1.1.6 操作性の確保
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
常設代替交流電源設備は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成
から遮断器操作等により速やかに切り替えられる設計とする。
第一ガスタービン発電機は，中央制御室の操作スイッチ等により，操作が可能な設計とする。系統構成に必要な遮断器等は，設置場所でのスイッチ操作等により操作が可能な設計とする。
可搬型代替交流電源設備は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構
成から遮断器操作等により速やかに切り替えられる設計とする。
電源車は，付属の操作スイッチ等により，設置場所での操作が可能な設計とする。
系統構成に必要な遮断器等は，設置場所でのスイッチ操作等により操作が可能な設計とする。
電源車は，車両として屋外のアクセスルートを通行してアクセスできる設計とす
るとともに，設置場所にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。
電源車を接続する接続箇所については，ボルト・ネジ接続又はより簡便な接続とし，一般的な工具を用いてケーブルを確実に接続できる設計とするとともに，確実な接続ができるよう足場を設ける設計とする。また，6 号及び 7 号炉が相互に使用できるよう，接続箇所の形状を統一する設計とする。
号炉間電力融通電気設備は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構
成から遮断器操作等により速やかに切り替えられる設計とする。
号炉間電力融通ケーブル（常設）及び号炉間電力融通ケーブル（可搬型）は，系
統構成に必要な遮断器等を，設置場所での遮断器操作等により操作が可能な設計とする。
号炉間電力融通ケーブル（可搬型）は，人力による運搬が可能な設計とし，屋外及び屋内のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場
所にて固縛による固定等が可能な設計とする。
炉間電力融通ケーブル（可搬型）を接続する接続箇所については，ボルト・ネジ
接続とし，接続治具を用いてケーブルを確実に接続することが可能な設計とする。
また，6 号及び 7 号炉が相互に使用できるよう，接続箇所の形状を統一する設計とする。
3.14-12

所内蓄電式直流電源設備（常設代替直流電源設備を含む）は，想定される重大事
故等時において，通常時の系統構成から遮断器操作等により速やかに切り替えられる設計とする。
可搬型直流電源設備は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成か
ら弁操作及び遮断器操作等により速やかに切り替えられる設計とする。
代替所内電気設備は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から遮断器操作等により速やかに切り替えられる設計とする。
緊急用断路器，緊急用電源切替箱断路器，緊急用電源切替箱接続装置，AM 用 MCC，AM 用切替盤，AM 用操作盤，非常用高圧母線 C 系及び非常用高圧母線 D 系は，付属の操作スイッチ等により，設置場所での操作が可能な設計とする。
燃料補給設備は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から弁操
作等により速やかに切り替えられる設計とする。
軽油タンクは，系統構成に必要な弁を，設置場所での手動操作が可能な設計とする。
タンクローリ（16kL）及びタンクローリ（4kL）は，付属の操作スイッチにより，設置場所での操作が可能な設計とし，系統構成に必要な弁は設置場所での手動操作が可能な設計とする。
タンクローリ（16kL）及びタンクローリ（4kL）は，車両として屋外のアクセスル
ートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。
タンクローリ（16kL）及びタンクローリ（4kL）を接続する接続口については，専用の接続方式とし，接続治具を用いてホースを確実に接続することができる設計とする。また，6 号及び 7 号炉が相互に使用することができるよう，接続口の口径を統一する設計とする。
3.14.1.1.7 試験検査
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
第一ガスタービン発電機は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び外観の確認が可能な設計とするとともに，分解が可能な設計とする。
第一ガスタービン発電機用燃料タンクは，発電用原子炉の運転中に漏えいの有無の確認が可能な設計とする。また，発電用原子炉の運転中又は停止中に内部の確認が可能な設計とする。
第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプは，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
また，第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプは，発電用原子炉の運転中又は停止中に分解及び外観の確認が可能な設計とする。
電源車は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能の確認が可能な設計とするとともに，分解又は取替えが可能な設計とする。また，電源車は，車両として運転状態の確認及び外観の確認が可能な設計とする。
号炉間電力融通ケーブル（常設）及び号炉間電力融通ケーブル（可搬型）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び外観の確認が可能な設計とするとともに，号炉間電力融通ケーブル（可搬型）は取替えが可能な設計とする。
直流 125V 蓄電池 A，直流 125V 蓄電池 A-2，AM 用直流 125V 蓄電池，直流 125V 充
電器 A，直流 125V 充電器 A-2 及び AM 用直流 125V 充電器は，発電用原子炉の運転
3.14-13

中又は停止中に機能・性能及び外観の確認が可能な設計とする。
緊急用断路器は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び外観の確認が可能な設計とする。
緊急用電源切替箱断路器，緊急用電源切替箱接続装置，AM 用動力変圧器，AM 用
MCC，AM 用切替盤，AM 用操作盤，非常用高圧母線 C 系及び非常用高圧母線 D 系は，発電用原子炉の停止中に機能・性能の確認が可能な設計とする。また，発電用原子炉の運転中又は停止中に外観の確認が可能な設計とする。
軽油タンクは，発電用原子炉の運転中に漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
また，発電用原子炉の停止中に内部の確認が可能な設計とする。
タンクローリ（16kL）及びタンクローリ（4kL）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に外観検査及び機能試験，漏えいの有無の確認が可能な設計とするとともに，分解又は取替えが可能な設計とする。また，タンクローリ（16kL）及びタンクロー
リ（4kL）は，車両として運転状態の確認及び外観の確認が可能な設計とする。

3.14-14

第 3.14－1 表 代替電源設備主要機器仕様(1) 常設代替交流電源設備
a. 第一ガスタービン発電機（6 号及び 7 号炉共用）
ガスタービン
台
数
2
使用燃料
軽油
出
力
約 3,600kW/台
発電機
台
数
2
種
類
同期発電機
容
量
約 4,500kVA/台
力
率
0.8
電
圧
6.9kV
周 波 数
50Hz
b. 第一ガスタービン発電機用燃料タンク（6 号及び 7 号炉共用）
基
数
2
容
量
約 50kL/基c. 第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ（6 号及び 7 号炉共用）
台
数
2
容
量
約 3m3/h/台d. 軽油タンク（6 号及び 7 号炉共用）基
数
1（予備 3）容量
約 550kL/基e. タンクローリ（16kL）（6 号及び 7 号炉共用）台
数
1（予備 1）
容量
約 16kL/台(2) 可搬型代替交流電源設備
a. 電源車（6 号及び 7 号炉共用）
エンジン台
数
8（予備 1）
使用燃料
軽油
発電機
台
数
8（予備 1）
種
類
同期発電機
容
量
約 500kVA/台
力
率
0.8
電
圧
6.9kV
周 波 数
50Hz
b. 軽油タンク（6 号及び 7 号炉共用）基
数
1（予備 3）容量
約 550kL/基c. タンクローリ（4kL）（6 号及び 7 号炉共用）
3.14-15

台
容数
量3（予備 1）
約 4kL/台(3) 号炉間電力融通電気設備
a. 号炉間電力融通ケーブル（常設）（6 号及び 7 号炉共用）個
数
1b. 号炉間電力融通ケーブル（可搬型）（6 号及び 7 号炉共用）個数
1(4) 所内蓄電式直流電源設備及び常設代替直流電源設備
a. 直流 125V 蓄電池 A 及び直流 125V 蓄電池 A-2
兼用する設備は以下のとおり。
・非常用電源設備
・代替電源設備
組
数
1
電
圧
125V
容
量
約 10,000Ah（直流 125V 蓄電池 A ：約 6,000Ah
直流 125V 蓄電池 A-2：約 4,000Ah）
b. AM 用直流 125V 蓄電池
組
数
1
電
圧
125V
容
量
約 3,000Ah
c. 直流 125V 充電器 A 及び直流 125V 充電器 A-2
兼用する設備は以下のとおり。
・非常用電源設備
・代替電源設備
個
数
2
電
圧
125V
容
量
約 700A 及び約 400A
d. AM 用直流 125V 充電器
個
数
1
電
圧
125V
容
量
約 300A(5) 可搬型直流電源設備
a. 電源車（6 号及び 7 号炉共用）
エンジン台
数
8（予備 1）
使用燃料
軽油
発電機
台
数
8（予備 1）
種
類
同期発電機
容
量
約 500kVA/台
3.14-16

b.

c.

d.

力
率
0.8
電
圧
6.9kV
周 波 数
50Hz
AM 用直流 125V 充電器
個
数
1
電
圧
125V
容
量
約 300A
軽油タンク（6 号及び 7 号炉共用）基
数
1（予備 3）容量
約 550kL/基タンクローリ（4kL）（6 号及び 7 号炉共用）台
数
3（予備 1）
容量
約 4kL/台(6) 代替所内電気設備
a. AM 用動力変圧器
個
数
容
量
電
圧

1
約 750kVA（6 号炉），約 800kVA（7 号炉）
6.9kV/480V(7) 燃料補給設備
a. 軽油タンク（6 号及び 7 号炉共用）基
数
1（予備 3）容量
約 550kL/基b. タンクローリ（4kL）（6 号及び 7 号炉共用）台
数
3（予備 1）
容量
約 4kL/台3.14-17

第一
ガスタービン
発電機

【凡例】

GTG

GTG

GTG

：ガスタービン発電機

D/G：非常用ディーゼル発電機

緊急用断路器：遮断器：断路器：配線用遮断器

6号炉

7号炉

：接続装置

緊急用
電源切替箱
断路器

緊急用
電源切替箱
断路器
緊急用
電源切替箱
接続装置

D/G

D/G

D/G

MCC：モータ・コントロール・センタ
D/G

3.14-18

(6B)

(7A)

(7B)

非常用高圧
母線 6C

非常用高圧
母線 6D

非常用高圧
母線 7C

非常用高圧
母線 7D

動力変圧器

動力変圧器

非常用低圧
母線 6D-1

非常用低圧
母線 7C-1

AM用
動力変圧器

非常用低圧
母線 6C-1

MCC 6C系

AM用MCC
代替所内
電気設備

MCC 6D系

MCC 7C系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】

AM用直流
125V充電器

AM用
動力変圧器

AM用MCCM

MCC 7D系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】
AM用切替盤
7B

AM用切替盤
7A
M

動力変圧器
非常用低圧
母線 7D-1

代替所内
電気設備

AM用切替盤
6B

AM用切替盤
6A
M

緊急用
電源切替箱
接続装置

(6A)

動力変圧器

非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

：切替装置

AM用直流
125V充電器

M

第 3.14－1 図 代替電源設備系統概要図（常設代替交流電源設備による給電）（第一ガスタービン発電機から非常用所内電気設備を経由して給電）

第一
ガスタービン
発電機

【凡例】

GTG

GTG

GTG

：ガスタービン発電機

D/G：非常用ディーゼル発電機

緊急用断路器：遮断器：断路器：配線用遮断器

6号炉

7号炉

：接続装置

緊急用
電源切替箱
断路器

緊急用
電源切替箱
断路器
緊急用
電源切替箱
接続装置

D/G

D/G

D/G

MCC：モータ・コントロール・センタ
D/G

3.14-19

(6B)

(7A)

(7B)

非常用高圧
母線 6C

非常用高圧
母線 6D

非常用高圧
母線 7C

非常用高圧
母線 7D

動力変圧器

動力変圧器

非常用低圧
母線 6D-1

非常用低圧
母線 7C-1

AM用
動力変圧器

非常用低圧
母線 6C-1

MCC 6C系

AM用MCC
代替所内
電気設備

MCC 6D系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】

MCC 7C系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

AM用直流
125V充電器

AM用
動力変圧器

AM用MCCM

MCC 7D系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】
AM用切替盤
7B

AM用切替盤
7A
M

動力変圧器
非常用低圧
母線 7D-1

代替所内
電気設備

AM用切替盤
6B

AM用切替盤
6A
M

緊急用
電源切替箱
接続装置

(6A)

動力変圧器

非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

：切替装置

AM用直流
125V充電器

M

第 3.14－2 図 代替電源設備系統概要図（常設代替交流電源設備による給電）（第一ガスタービン発電機から代替所内電気設備を経由して給電）

3.14-20
第 3.14－3 図 代替電源設備系統概要図（常設代替交流電源設備による給電）（第一ガスタービン発電機の燃料系統）

第一
ガスタービン
発電機

【凡例】

GTG

GTG

緊急用断路器GTG：ガスタービン発電機

D/G：非常用ディーゼル発電機
：遮断器
：断路器
：配線用遮断器

6号炉

7号炉

：接続装置

緊急用
電源切替箱
断路器

緊急用
電源切替箱
断路器
緊急用
電源切替箱
接続装置

D/G

3.14-21

電源
車

D/G
(6B)

非常用高圧
母線 6C

非常用高圧
母線 6D
AM用
動力変圧器

非常用低圧
母線 6C-1

MCC 6C系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

AM用MCC
代替所内
電気設備

AM用直流
125V充電器

非常用高圧
母線 7C

非常用高圧
母線 7D

非常用低圧
母線 6D-1

非常用低圧
母線 7C-1

MCC 7C系

AM用
動力変圧器

AM用MCC
代替所内
電気設備

M

動力変圧器
非常用低圧
母線 7D-1

MCC 7D系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】
AM用切替盤
7B

AM用切替盤
7A
M

D/G
(7B)

動力変圧器

非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

MCC：モータ・コントロール・
センタ

(7A)

動力変圧器

AM用切替盤
6B

AM用切替盤
6A
M

電源車

MCC 6D系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】

緊急用
電源切替箱
接続装置

D/G

(6A)

動力変圧器

：切替装置

AM用直流
125V充電器

M

第 3.14－4 図 代替電源設備系統概要図（可搬型代替交流電源設備による給電）（電源車から緊急用電源切替箱接続装置及び非常用所内電気設備を経由して給電）

第一
ガスタービン
発電機

【凡例】
GTG

GTG

GTG

：ガスタービン発電機

D/G：非常用ディーゼル発電機：遮断器

緊急用断路器：断路器：配線用遮断器
6号炉

：接続装置

7号炉
緊急用
電源切替箱
断路器

緊急用
電源切替箱
断路器
緊急用
電源切替箱
接続装置

D/G

D/G

D/G

MCC：モータ・コントロール・センタ
D/G

3.14-22

(6B)

(7A)

(7B)

非常用高圧
母線 6C 電源

非常用高圧
母線 6D

非常用高圧
母線 7C 電源

非常用高圧
母線 7D

動力変圧器

動力変圧器

非常用低圧
母線 6D-1

非常用低圧
母線 7C-1

車

車

AM用
動力変圧器

非常用低圧
母線 6C-1

MCC 6C系

MCC 6D系

AM用MCC
代替所内
電気設備

MCC 7C系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】

AM用直流
125V充電器

AM用
動力変圧器

第 3.14－5 図

M

MCC 7D系

AM用MCC
非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】
AM用切替盤
7B

AM用切替盤
7A
M

動力変圧器
非常用低圧
母線 7D-1

代替所内
電気設備

AM用切替盤
6B

AM用切替盤
6A
M

緊急用
電源切替箱
接続装置

(6A)

動力変圧器

非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

：切替装置

AM用直流
125V充電器

M

代替電源設備系統概要図（可搬型代替交流電源設備による給電）（電源車から動力変圧器 C 系及び非常用所内電気設備を経由して給電）

第一
ガスタービン
発電機

【凡例】

GTG

GTG

緊急用断路器GTG：ガスタービン発電機

D/G：非常用ディーゼル発電機
：遮断器
：断路器
：配線用遮断器

6号炉

7号炉

：接続装置

緊急用
電源切替箱
断路器

緊急用
電源切替箱
断路器
緊急用
電源切替箱
接続装置

D/G

3.14-23

電源
車

D/G
(6B)

非常用高圧
母線 6C

非常用高圧
母線 6D
AM用
動力変圧器

非常用低圧
母線 6C-1

MCC 6C系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

AM用MCC
代替所内
電気設備

AM用直流
125V充電器

非常用高圧
母線 7C

非常用高圧
母線 7D

非常用低圧
母線 6D-1

非常用低圧
母線 7C-1

MCC 7C系

AM用
動力変圧器

AM用MCC
代替所内
電気設備

M

動力変圧器
非常用低圧
母線 7D-1

MCC 7D系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】
AM用切替盤
7B

AM用切替盤
7A
M

D/G
(7B)

動力変圧器

非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

MCC：モータ・コントロール・
センタ

(7A)

動力変圧器

AM用切替盤
6B

AM用切替盤
6A
M

電源車

MCC 6D系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】

緊急用
電源切替箱
接続装置

D/G

(6A)

動力変圧器

：切替装置

AM用直流
125V充電器

M

第 3.14－6 図 代替電源設備系統概要図（可搬型代替交流電源設備による給電）（電源車から緊急用電源切替箱接続装置及び代替所内電気設備を経由して給電）

第一
ガスタービン
発電機

【凡例】

GTG

GTG

緊急用断路器GTG：ガスタービン発電機

D/G：非常用ディーゼル発電機
：遮断器
：断路器
：配線用遮断器

6号炉

7号炉

：接続装置

緊急用
電源切替箱
断路器

緊急用
電源切替箱
断路器
緊急用
電源切替箱
接続装置

D/G

D/G

D/G

MCC：モータ・コントロール・センタ
D/G

3.14-24

(6B)

(7A)

(7B)

非常用高圧
母線 6C 電源

非常用高圧
母線 6D

非常用高圧
母線 7C 電源

非常用高圧
母線 7D

動力変圧器

動力変圧器

非常用低圧
母線 6D-1

非常用低圧
母線 7C-1

車

車

AM用
動力変圧器

非常用低圧
母線 6C-1

MCC 6C系

AM用MCC
代替所内
電気設備

MCC 6D系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】

MCC 7C系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

AM用直流
125V充電器

AM用
動力変圧器

AM用MCC

第 3.14－7 図

M

MCC 7D系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】
AM用切替盤
7B

AM用切替盤
7A
M

動力変圧器
非常用低圧
母線 7D-1

代替所内
電気設備

AM用切替盤
6B

AM用切替盤
6A
M

緊急用
電源切替箱
接続装置

(6A)

動力変圧器

非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

：切替装置

AM用直流
125V充電器

M

代替電源設備系統概要図（可搬型代替交流電源設備による給電）（電源車から AM 用動力変圧器及び代替所内電気設備を経由して給電）

第一
ガスタービン
発電機

【凡例】
GTG

GTG

GTG

：ガスタービン発電機

D/G：非常用ディーゼル発電機：遮断器

緊急用断路器：断路器：配線用遮断器
6号炉

：接続装置

7号炉
ケーブルの
収納盤

緊急用
電源切替箱
断路器

緊急用
電源切替箱
接続装置

D/G

号炉間電力
融通ケーブル
（常設）

D/G

(6A)

ケーブルの収納盤：切替装置

緊急用電源切替箱
断路器
緊急用
電源切替箱
接続装置

D/G

(6B)

MCC：モータ・コントロール・
センタ
D/G

(7A)

(7B)
【凡例】

3.14-25

非常用高圧
母線 6C
AM用
動力変圧器

動力変圧器
非常用低圧
母線 6C-1

MCC 6C系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

AM用MCC
代替所内
電気設備

非常用高圧
母線 7C

動力変圧器

動力変圧器

非常用低圧
母線 6D-1

非常用低圧
母線 7C-1

MCC 6D系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】

MCC 7C系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

AM用直流
125V充電器

非常用高圧
母線 7D
AM用
動力変圧器

AM用MCCM

MCC 7D系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】
AM用切替盤
7B

AM用切替盤
7A
M

動力変圧器
非常用低圧
母線 7D-1

代替所内
電気設備

AM用切替盤
6B

AM用切替盤
6A
M

非常用高圧
母線 6D

AM用直流
125V充電器

M

第 3.14－8 図 代替電源設備系統概要図（号炉間電力融通電気設備による給電）（号炉間電力融通ケーブル（常設）による給電）：号炉間電力融通ケーブル(常設）（手動で接続する箇所）

第一
ガスタービン
発電機

【凡例】

GTG

GTG

GTG

：ガスタービン発電機

D/G：非常用ディーゼル発電機

緊急用断路器：遮断器：断路器：配線用遮断器

6号炉

7号炉

：接続装置

号炉間電力
融通ケーブル
（可搬型）

緊急用
電源切替箱
断路器
緊急用
電源切替箱
接続装置

D/G

D/G

(6A)

：切替装置

緊急用電源切替箱
断路器
緊急用
電源切替箱
接続装置

D/G

(6B)

MCC：モータ・コントロール・
センタ
D/G

(7A)

(7B)
【凡例】

3.14-26

非常用高圧
母線 6C
AM用
動力変圧器

動力変圧器
非常用低圧
母線 6C-1

MCC 6C系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

AM用MCC
代替所内
電気設備

非常用高圧
母線 7C

動力変圧器

動力変圧器

非常用低圧
母線 6D-1

非常用低圧
母線 7C-1

MCC 6D系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】

MCC 7C系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

AM用直流
125V充電器

非常用高圧
母線 7D
AM用
動力変圧器

AM用MCCM

MCC 7D系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】
AM用切替盤
7B

AM用切替盤
7A
M

動力変圧器
非常用低圧
母線 7D-1

代替所内
電気設備

AM用切替盤
6B

AM用切替盤
6A
M

非常用高圧
母線 6D

AM用直流
125V充電器

M

第 3.14－9 図 代替電源設備系統概要図（号炉間電力融通電気設備による給電）（号炉間電力融通ケーブル（可搬型）による給電）：号炉間電力融通ケーブル(可搬型）

AM用MCC（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線

直流125V
蓄電池A-2AM用直流
125V蓄電池
充
電
器

（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線

直流125V
蓄電池Ａ
充
電
器

充
電
器

充
電
器

※
（区分Ⅰ）

AM用直流125V主母線盤（区分Ⅰ）
480V母線

充
電
器

（区分Ⅱ）
（区分Ⅰ）

直流125V主母線盤A

※

（凡例）

3.14-27直流母線（分電盤側）

直流母線（MCC側）

ＭＣＣＢ
125V DC分電盤

125V DC分電盤
高
圧
代
替
注
水
系

（

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

）

電
動
機

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

計
装
設
備

逃
が
し
安
全
弁

逃
が
し
安
全
弁

（

格
納
容
器
圧
力
逃
が
し
装
置

Ｄ
／
Ｇ
系
Ａ

遮
断
器
操
作
回
路

蓄電池

非
常
用
ガ
ス
処
理
系
Ａ

残
留
熱
除
去
系
Ａ

）

自
動
減
圧
機
能
付
き

非
常
用
照
明

バ
イ
タ
ル
交
流
電
源
Ａ

第 3.14－10 図(1) 代替電源設備系統概要図（所内蓄電式直流電源設備及び常設代替直流電源設備による給電）（直流 125V 蓄電池 A による給電）（6 号炉）

（区分Ⅰ）
480V母線

AM用MCC（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線

直流125V
蓄電池A-2AM用直流
125V蓄電池
充
電
器

（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線

直流125V
蓄電池Ａ
充
電
器

充
電
器

充
電
器

充
電
器

※

（区分Ⅱ）

※
（区分Ⅰ）

（区分Ⅰ）

直流125V主母線盤A

直流母線

3.14-28

125V DC分電盤
高
圧
代
替
注
水
系

（

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

）

電
動
機

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

計
装
設
備

125V DC分電盤

逃
が
し
安
全
弁

逃
が
し
安
全
弁

（

格
納
容
器
圧
力
逃
が
し
装
置

Ｄ
／
Ｇ
系
Ａ

遮
断
器
操
作
回
路

（凡例）
ＭＣＣＢ
非
常
用
ガ
ス
処
理
系
Ａ

残
留
熱
除
去
系
Ａ

蓄電池

）

自
動
減
圧
機
能
付
き

非
常
用
照
明

バ
イ
タ
ル
交
流
電
源
Ａ

3.14－10 図(2) 代替電源設備系統概要図（所内蓄電式直流電源設備及び常設代替直流電源設備による給電）（直流 125V 蓄電池 A による給電）（7 号炉）

AM用MCC（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線

直流125V
蓄電池A-2AM用直流
125V蓄電池
充
電
器

（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線

直流125V
蓄電池Ａ
充
電
器

充
電
器

充
電
器

※
（区分Ⅰ）

AM用直流125V主母線盤（区分Ⅰ）
480V母線

充
電
器

（区分Ⅱ）
（区分Ⅰ）

直流125V主母線盤A

※

（凡例）

3.14-29

直流母線（分電盤側）

直流母線（MCC側）

ＭＣＣＢ
125V DC分電盤

125V DC分電盤
高
圧
代
替
注
水
系

（

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

）

電
動
機

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

計
装
設
備

逃
が
し
安
全
弁

逃
が
し
安
全
弁

（

格
納
容
器
圧
力
逃
が
し
装
置

Ｄ
／
Ｇ
系
Ａ

遮
断
器
操
作
回
路

蓄電池

非
常
用
ガ
ス
処
理
系
Ａ

残
留
熱
除
去
系
Ａ

）

自
動
減
圧
機
能
付
き

非
常
用
照
明

バ
イ
タ
ル
交
流
電
源
Ａ

第 3.14－11 図(1) 代替電源設備系統概要図（所内蓄電式直流電源設備及び常設代替直流電源設備による給電）（直流 125V 蓄電池 A-2 による給電）（6 号炉）

（区分Ⅰ）
480V母線

AM用MCC（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線

直流125V
蓄電池A-2AM用直流
125V蓄電池
充
電
器

（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線

直流125V
蓄電池Ａ
充
電
器

充
電
器

充
電
器

充
電
器

※

（区分Ⅱ）

※
（区分Ⅰ）

（区分Ⅰ）

直流125V主母線盤A

直流母線

3.14-30

125V DC分電盤
高
圧
代
替
注
水
系

（

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

）

電
動
機

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

計
装
設
備

逃
が
し
安
全
弁

逃
が
し
安
全
弁

（

格
納
容
器
圧
力
逃
が
し
装
置

125V DC分電盤
Ｄ
／
Ｇ
系
Ａ

遮
断
器
操
作
回
路

（凡例）
ＭＣＣＢ
非
常
用
ガ
ス
処
理
系
Ａ

残
留
熱
除
去
系
Ａ

蓄電池

）

自
動
減
圧
機
能
付
き

非
常
用
照
明

バ
イ
タ
ル
交
流
電
源
Ａ

第 3.14－11 図(2) 代替電源設備系統概要図（所内蓄電式直流電源設備及び常設代替直流電源設備による給電）（直流 125V 蓄電池 A-2 による給電）（7 号炉）

AM用MCC（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線

直流125V
蓄電池A-2AM用直流
125V蓄電池
充
電
器

（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線

直流125V
蓄電池Ａ
充
電
器

充
電
器

充
電
器

※
（区分Ⅰ）

AM用直流125V主母線盤（区分Ⅰ）
480V母線

充
電
器

（区分Ⅱ）
（区分Ⅰ）

直流125V主母線盤A※

3.14-31（凡例）
直流母線（分電盤側）

直流母線（MCC側）

ＭＣＣＢ
125V DC分電盤

125V DC分電盤
高
圧
代
替
注
水
系

（

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

）

電
動
機

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

計
装
設
備

逃
が
し
安
全
弁

逃
が
し
安
全
弁

（

格
納
容
器
圧
力
逃
が
し
装
置

Ｄ
／
Ｇ
系
Ａ

遮
断
器
操
作
回
路

蓄電池

非
常
用
ガ
ス
処
理
系
Ａ

残
留
熱
除
去
系
Ａ

）

自
動
減
圧
機
能
付
き

非
常
用
照
明

バ
イ
タ
ル
交
流
電
源
Ａ

第 3.14－12 図(1) 代替電源設備系統概要図（所内蓄電式直流電源設備及び常設代替直流電源設備による給電）（AM 用直流 125V 蓄電池による給電）（6 号炉）

（区分Ⅰ）
480V母線

AM用MCC（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線

直流125V
蓄電池A-2AM用直流
125V蓄電池
充
電
器

（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線

直流125V
蓄電池Ａ
充
電
器

充
電
器

充
電
器

充
電
器

※

（区分Ⅱ）

※
（区分Ⅰ）

（区分Ⅰ）

直流125V主母線盤A

直流母線

3.14-32

125V DC分電盤
高
圧
代
替
注
水
系

（

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

）

電
動
機

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

計
装
設
備

125V DC分電盤

逃
が
し
安
全
弁

逃
が
し
安
全
弁

（

格
納
容
器
圧
力
逃
が
し
装
置

Ｄ
／
Ｇ
系
Ａ

遮
断
器
操
作
回
路

（凡例）
ＭＣＣＢ
非
常
用
ガ
ス
処
理
系
Ａ

残
留
熱
除
去
系
Ａ

蓄電池

）

自
動
減
圧
機
能
付
き

非
常
用
照
明

バ
イ
タ
ル
交
流
電
源
Ａ

第 3.14－12 図(2) 代替電源設備系統概要図（所内蓄電式直流電源設備及び常設代替直流電源設備による給電）（AM 用直流 125V 蓄電池による給電）（7 号炉）

第一
ガスタービン
発電機

【凡例】

GTG

GTG

緊急用断路器GTG：ガスタービン発電機

D/G：非常用ディーゼル発電機
：遮断器
：断路器
：配線用遮断器

6号炉

7号炉

：接続装置

緊急用
電源切替箱
断路器

緊急用
電源切替箱
断路器
緊急用
電源切替箱
接続装置

D/G

3.14-33

電源
車

D/G
(6B)

非常用高圧
母線 6C

非常用高圧
母線 6D
AM用
動力変圧器

非常用低圧
母線 6C-1

MCC 6C系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

AM用MCC
代替所内
電気設備

AM用直流
125V充電器

非常用高圧
母線 7C

非常用高圧
母線 7D

非常用低圧
母線 6D-1

非常用低圧
母線 7C-1

MCC 7C系

AM用
動力変圧器

AM用MCC
代替所内
電気設備

M

動力変圧器
非常用低圧
母線 7D-1

MCC 7D系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】
AM用切替盤
7B

AM用切替盤
7A
M

D/G
(7B)

動力変圧器

非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

MCC：モータ・コントロール・
センタ

(7A)

動力変圧器

AM用切替盤
6B

AM用切替盤
6A
M

電源車

MCC 6D系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】

緊急用
電源切替箱
接続装置

D/G

(6A)

動力変圧器

：切替装置

AM用直流
125V充電器

M

第 3.14－13 図 代替電源設備系統概要図（可搬型直流電源設備による給電）（電源車から緊急用電源切替箱接続装置を経由して給電）

第一
ガスタービン
発電機

【凡例】

GTG

GTG

緊急用断路器GTG：ガスタービン発電機

D/G：非常用ディーゼル発電機
：遮断器
：断路器
：配線用遮断器

6号炉

7号炉

：接続装置

緊急用
電源切替箱
断路器

緊急用
電源切替箱
断路器
緊急用
電源切替箱
接続装置

D/G

D/G

D/G

MCC：モータ・コントロール・センタ
D/G

3.14-34

(6B)

(7A)

(7B)

非常用高圧
母線 6C 電源

非常用高圧
母線 6D

非常用高圧
母線 7C 電源

非常用高圧
母線 7D

動力変圧器

動力変圧器

非常用低圧
母線 6D-1

非常用低圧
母線 7C-1

車

車

AM用
動力変圧器

非常用低圧
母線 6C-1

MCC 6C系

AM用MCC
代替所内
電気設備

MCC 6D系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】

MCC 7C系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

AM用直流
125V充電器

AM用
動力変圧器

AM用MCCM

MCC 7D系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】
AM用切替盤
7B

AM用切替盤
7A
M

動力変圧器
非常用低圧
母線 7D-1

代替所内
電気設備

AM用切替盤
6B

AM用切替盤
6A
M

緊急用
電源切替箱
接続装置

(6A)

動力変圧器

非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

：切替装置

AM用直流
125V充電器

M

第 3.14－14 図 代替電源設備系統概要図（可搬型直流電源設備による給電）（電源車から AM 用動力変圧器を経由して給電）

電源車

AM用MCC（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線

直流125V
蓄電池A-2AM用直流
125V蓄電池
充
電
器

（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線

直流125V
蓄電池Ａ
充
電
器

充
電
器

充
電
器

充
電
器

※
（区分Ⅰ）

AM用直流125V主母線盤（区分Ⅰ）

直流125V主母線盤A

（区分Ⅱ）

※

3.14-35

直流母線（分電盤側）

直流母線（MCC側）

125V DC分電盤

125V DC分電盤
高
圧
代
替
注
水
系

（

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

）

電
動
機

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

計
測
装
置

逃
が
し
安
全
弁

逃
が
し
安
全
弁

（

格
納
容
器
圧
力
逃
が
し
装
置

Ｄ
／
Ｇ
系
Ａ

遮
断
器
操
作
回
路

非
常
用
ガ
ス
処
理
系
Ａ

残
留
熱
除
去
系
Ａ
（凡例）
ＭＣＣＢ

）

自
動
減
圧
機
能
付
き

非
常
用
照
明

バ
イ
タ
ル
交
流
電
源
Ａ

蓄電池

第 3.14－15 図(1) 代替電源設備系統概要図（可搬型直流電源設備による給電）（AM 用直流 125V 充電器による給電）（6 号炉）

電源車

（区分Ⅰ）
480V母線

AM用MCC（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線

直流125V
蓄電池A-2AM用直流
125V蓄電池
充
電
器

（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線

直流125V
蓄電池Ａ
充
電
器

充
電
器

充
電
器

充
電
器

※
（区分Ⅱ）

※
（区分Ⅰ）

（区分Ⅰ）

3.14-36直流125V主母線盤A

直流母線

125V DC分電盤
高
圧
代
替
注
水
系

（

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

）

電
動
機

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

計
測
装
置

逃
が
し
安
全
弁

逃
が
し
安
全
弁

（

格
納
容
器
圧
力
逃
が
し
装
置

125V DC分電盤
Ｄ
／
Ｇ
系
Ａ

遮
断
器
操
作
回
路

非
常
用
ガ
ス
処
理
系
Ａ

残
留
熱
除
去
系
Ａ

（凡例）
ＭＣＣＢ

）

自
動
減
圧
機
能
付
き

非
常
用
照
明

バ
イ
タ
ル
交
流
電
源
Ａ

蓄電池

第 3.14－15 図(2) 代替電源設備系統概要図（可搬型直流電源設備による給電）（AM 用直流 125V 充電器による給電）（7 号炉）

第一
ガスタービン
発電機

【凡例】

GTG

GTG

緊急用断路器GTG：ガスタービン発電機

D/G：非常用ディーゼル発電機
：遮断器
：断路器
：配線用遮断器

6号炉

7号炉

：接続装置

緊急用
電源切替箱
断路器

緊急用
電源切替箱
断路器
緊急用
電源切替箱
接続装置

D/G

D/G

D/G

MCC：モータ・コントロール・センタ
D/G

3.14-37

(6B)

(7A)

(7B)

非常用高圧
母線 6C

非常用高圧
母線 6D

非常用高圧
母線 7C

非常用高圧
母線 7D

動力変圧器

動力変圧器

非常用低圧
母線 6D-1

非常用低圧
母線 7C-1

AM用
動力変圧器

非常用低圧
母線 6C-1

MCC 6C系

AM用MCC
代替所内
電気設備

MCC 6D系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】

MCC 7C系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

AM用直流
125V充電器

第 3.14－16 図

AM用
動力変圧器

AM用MCCM

MCC 7D系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】
AM用切替盤
7B

AM用切替盤
7A
M

動力変圧器
非常用低圧
母線 7D-1

代替所内
電気設備

AM用切替盤
6B

AM用切替盤
6A
M

緊急用
電源切替箱
接続装置

(6A)

動力変圧器

非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

：切替装置

AM用直流
125V充電器

M

代替電源設備系統概要図（代替所内電気設備による給電）

軽油タンク

防油堤

タンクローリ（16kL）

3.14-38

移動後給油

ガスタービン発電機用
第一ガスタービン発電機用軽油タンク(A)
燃料タンク

第 3.14－17 図

代替電源設備系統概要図（タンクローリ（16kL）による給油）

軽油タンク

防油堤

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）※

タンクローリ（4kL）

3.14-39

移動後給油※以下の設備にも同様に給油・可搬型代替注水ポンプ（A-1級）
・電源車
・大容量送水車（熱交換器ユニット用）
・大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）
・大容量送水車（海水取水用）
・モニタリング・ポスト用発電機
・5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備

第 3.14－18 図

代替電源設備系統概要図（タンクローリ（4kL）による給油）

3.14.1.2 重大事故等対処設備（設計基準拡張）
3.14.1.2.1 非常用交流電源設備
非常用交流電源設備は，想定される重大事故等時において，重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する。
非常用交流電源設備は，重大事故等時に ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能），
ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能），ほう酸水注入系，高圧
炉心注水系，代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能），低圧代替注水系（常設），
低圧代替注水系（可搬型），残留熱除去系（低圧注水モード），残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード），原子炉補機冷却系，代替格納容器スプレイ冷却系（常設），
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型），残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード），残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード），計装設備
及び非常用ガス処理系へ電力を供給できる設計とする。
非常用交流電源設備は，「2.3 重大事故等対処設備に関する基本方針」のうち，多様性，位置的分散等を除く設計方針を適用して設計を行う。
非常用交流電源設備の主要機器仕様を第 3.14－2 表に示す。
3.14.1.2.1.1
悪影響防止
基本方針については「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
非常用交流電源設備は，設計基準事故対処設備として使用する場合と同じ系統構
成で重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
3.14.1.2.1.2
容量等
基本方針については「2.3.2 容量等」に示す。
非常用ディーゼル発電機，燃料ディタンク，軽油タンク及び燃料移送ポンプは，
設計基準事故時に使用する場合の容量が，重大事故等の収束に必要な容量に対して十分であることから，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
3.14.1.2.1.3
環境条件等
基本方針については「2.3.3 環境条件等」に示す。
非常用ディーゼル発電機及び燃料ディタンクは，原子炉建屋内の原子炉区域外に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
非常用ディーゼル発電機の操作は，中央制御室から可能な設計とする。
軽油タンク及び燃料移送ポンプは，屋外に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
3.14.1.2.1.4
操作性の確保基本方針については「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
非常用交流電源設備は，設計基準事故対処設備として使用する場合と同じ系統構
成で重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する。非常用ディーゼル発電
機は，中央制御室の操作スイッチにより操作が可能な設計とする。

3.14-40

3.14.1.2.1.5
試験検査
基本方針については「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
非常用ディーゼル発電機は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び外観の確認が可能な設計とする。また，発電用原子炉の停止中に分解が可能な設計とする。
燃料ディタンクは，発電用原子炉の運転中に漏えいの有無の確認が可能な設計とする。また，発電用原子炉の運転中又は停止中に内部の確認及び弁の開閉動作の確認が可能な設計とする。
軽油タンクは，発電用原子炉の運転中に漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
また，発電用原子炉の運転中又は停止中に内部の確認及び弁の開閉動作の確認が可能な設計とする。
燃料移送ポンプは，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。

3.14-41

第 3.14－2 表(1)

非常用交流電源設備の主要機器仕様

非常用ディーゼル発電機

非常用ディーゼル発電機
エンジン
台
数
出
力
起動時間
使用燃料
発電機
台
数
種
類
容
量
力
率
電
圧
周 波 数

3
約 5,000kW/台（連続）約 13 秒軽油
3
横軸回転界磁 3 相同期発電機
約 6,250kVA/台
0.8
6.9kV
50Hz

3.14-42

3.14.1.2.2
非常用直流電源設備
非常用直流電源設備は，想定される重大事故等時において，重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する。
非常用直流電源設備は，全交流動力電源喪失から 12 時間，蓄電池（非常用）から電力を供給できる設計とする。
非常用直流電源設備は，「2.3 重大事故等対処設備に関する基本方針」のうち，多様性，位置的分散等を除く設計方針を適用して設計を行う。
非常用直流電源設備の主要機器仕様を第 3.14－3 表に示す。
3.14.1.2.2.1
悪影響防止
基本方針については「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
非常用直流電源設備は，設計基準事故対処設備として使用する場合と同じ系統構
成で重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
3.14.1.2.2.2
容量等
基本方針については「2.3.2 容量等」に示す。
蓄電池（非常用）は，設計基準事故時に使用する場合の容量が，重大事故等の収束に必要な容量に対して十分であることから，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
3.14.1.2.2.3
環境条件等
基本方針については「2.3.3 環境条件等」に示す。
蓄電池（非常用）及びそれに充電する充電器は，コントロール建屋内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
3.14.1.2.2.4
操作性の確保基本方針については「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
非常用直流電源設備は，設計基準事故対処設備として使用する場合と同じ系統構
成で重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する。
3.14.1.2.2.5
試験検査
基本方針については「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
蓄電池（非常用）は，発電用原子炉の運転中及び停止中に機能・性能の確認が可能な設計とする。
蓄電池（非常用）に充電する充電器は，発電用原子炉の運転中及び停止中に機能・性能の確認が可能な設計とする。また，発電用原子炉の停止中に外観の確認が可能な設計とする。

3.14-43

第 3.14－3 表 非常用直流電源設備の主要機器仕様(1) 蓄電池（非常用）
直流 125V 蓄電池
蓄電池
組
電
容

数
圧
量

充電器
台
数
充電方式

4
125V
約 10,000Ah（1 組）
約 3,000Ah（2 組）
約 2,200Ah（1 組）
5（予備 2 台）
浮動（常時）

3.14-443.15 計装設備【58 条】【設置許可基準規則】（計装設備）
第五十八条 発電用原子炉施設には，重大事故等が発生し，計測機器（非常用のものを含む。）の故障により当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータを計測することが困難となった場合において当該パラメータを推定するために有効な情報を把握できる設備を設けなければならない。
（解釈）
１ 第５８条に規定する「当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータを計測することが困難となった場合において当該パラメータを推定するために有効な情報を把握できる設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。なお，「当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータ」とは，事業者が検討すべき炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために把握することが必要な発電用原子炉施設の状態を意味する。
ａ）設計基準を超える状態における発電用原子炉施設の状態の把握能力を明確にすること。（最高計測可能温度等）
ｂ）発電用原子炉施設の状態の把握能力（最高計測可能温度等）を超えた場合の発電用原子炉施設の状態の推定手段を整備すること。
ⅰ）原子炉圧力容器内の温度，圧力及び水位が推定できる手段を整備すること。
ⅱ）原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水量が推定できる手段を整備すること。
ⅲ）推定するために必要なパラメータは，複数のパラメータの中から確からしさを考慮し，優先順位を定めておくこと。
ｃ）原子炉格納容器内の温度，圧力，水位，水素濃度及び放射線量率など想定される重大事故等の対応に必要となるパラメータが計測又は監視及び記録ができること。

3.15-1

3.15.1 適合方針
重大事故等が発生し，計測機器（非常用のものを含む。）の故障により，当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータを計測することが困難となった場合において，当該パラメータを推定するために必要なパラメータを計測する設備を設置又は保管する。
当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータ（炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために必要な発電用原子炉施設の状態を把握するためのパラメータ）は，「「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況について 第 10.1 表 重大事故等対策における手順書の概要」のうち，「1.15 事故時の計装に関する手順等」のパラメータの選定で分類された主要パラメータ（重要監視パラメータ及び有効監視パ
ラメータ）とする。
当該パラメータを推定するために必要なパラメータは，「「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施す
るために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況について 第 10.1 表
重大事故等対策における手順書の概要」のうち，「1.15 事故時の計装に関する手順等」のパラメータの選定で分類された代替パラメータ（重要代替監視パラメー
タ及び有効監視パラメータ）とする。
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを計測する設備（重大事故等対処設備）について，設計基準を超える状態における発電用原子炉施設の状態を把握するための能力（最高計測可能温度等（設計基準最大値等））を明確にする。
計測範囲を第 3.15－1 表に，設計基準最大値等を第 3.15－2 表に示す。
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータの計装設備概要図等を第 3.15
－1 図，第 3.15－2 図及び第 3.15－3 図に示す。
3.15.1.1
重大事故等対処設備(1) 監視機能喪失時に使用する設備
発電用原子炉施設の状態の把握能力を超えた場合に発電用原子炉施設の状態を推定する手段を有する設計とする。
重要監視パラメータ又は有効監視パラメータ（原子炉圧力容器内の温度，圧力及び水位並びに原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水量等）の計測が困難となった場合又は計測範囲を超えた場合は，「「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況について 第 10.1 表 重
大事故等対策における手順書の概要」のうち，「1.15 事故時の計装に関する手順等」の計器故障時の代替パラメータによる推定又は計器の計測範囲を超えた
場合の代替パラメータによる推定の対応手段等により推定ができる設計とする。
計器故障時に，当該パラメータの他チャンネルの計器がある場合，他チャンネルの計器により計測するとともに，重要代替監視パラメータが複数ある場合
は，推定する重要監視パラメータとの関係性がより直接的なパラメータ，検出器の種類及び使用環境条件を踏まえた確からしさを考慮し，優先順位を定める。推定手段及び優先順位を第 3.15－3 表に示す。
3.15-2

(2) 計器電源喪失時に使用する設備
非常用交流電源設備又は非常用直流電源設備の喪失等により計器電源が喪失した場合において，計測設備への代替電源設備として常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，所内蓄電式直流電源設備又は可搬型直流電源設備を使用する。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
・可搬型代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
・所内蓄電式直流電源設備（3.14 電源設備）
・可搬型直流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，所内蓄電式直流電源設備
及び可搬型直流電源設備については，「3.14 電源設備」に記載する。
また，代替電源設備が喪失し計測に必要な計器電源が喪失した場合，特に重要なパラメータとして，重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを計測する設備については，温度，圧力，水位及び流量に係るものについて，乾電池等を電源とした可搬型計測器により計測できる設計とする。
なお，可搬型計測器による計測においては，計測対象の選定を行う際の考え方として，同一パラメータにチャンネルが複数ある場合は，いずれか 1 つの適
切なチャンネルを選定し計測又は監視するものとする。同一の物理量について，複数のパラメータがある場合は，いずれか 1 つの適切なパラメータを選定
し計測又は監視するものとする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・可搬型計測器(3) パラメータ記録時に使用する設備
原子炉格納容器内の温度，圧力，水位，水素濃度，放射線量率等想定される重大事故等の対応に必要となる重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメー
タが計測又は監視及び記録できる設計とする。
重大事故等の対応に必要となるパラメータは，電磁的に記録，保存し，電源喪失により保存した記録が失われないとともに帳票が出力できる設計とする。
また，記録は必要な容量を保存できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・安全パラメータ表示システム（SPDS）（データ伝送装置，緊急時対策支援シ
ステム伝送装置及び SPDS 表示装置）
計装設備（重大事故等対処設備）の主要機器仕様並びに重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを第 3.15－1 表及び第 3.15－2 表に，代替パラメータによる主要パラメータの推定を第 3.15－3 表に示す。また，重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いる補助パラメータを第 3.15－4 表に示す。

3.15-3

3.15.1.1.1
多様性，位置的分散
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
重要代替監視パラメータを計測する設備は，重要監視パラメータを計測する設備と異なる物理量の計測又は測定原理とすることで，重要監視パラメータを計測する設備に対して可能な限り多様性を持った計測方法により計測できる設計とする。
重要代替監視パラメータは重要監視パラメータと可能な限り位置的分散を図る設計とする。
重要監視パラメータを計測する設備及び重要代替監視パラメータを計測する設
備の電源は，共通要因によって同時に機能を損なわないよう，非常用交流電源設
備に対して多様性を有する常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備から給電が可能な設計とする。
電源設備の多様性，位置的分散については「3.14 電源設備」にて記載する。
3.15.1.1.2
悪影響防止
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを計測する設備のうち，多重性を有するパラメータの計測装置は，チャンネル相互を物理的，電気的に分離
し，チャンネル間の独立を図る設計とする。また，重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータの計測装置の間においてもパラメータ相互をヒューズにより電気的に分離することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
安全パラメータ表示システム（SPDS）は，設計基準対象施設として使用する場
合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型計測器は，通常時に接続先の系統と分離された状態であること及び重大事故等時は重大事故等対処設備として系統構成をすることにより，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
3.15.1.1.3 共用の禁止
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
安全パラメータ表示システム（SPDS）は，号炉の区分けなく通信連絡すること
で，必要な情報（相互のプラント状況，運転員の対応状況等）を共有・考慮しながら総合的な管理（事故処理を含む。）を行うことができ，安全性の向上が図れることから，6 号及び 7 号炉で共用する設計とする。
また，安全パラメータ表示システム（SPDS）は，共用により悪影響を及ぼさないよう，6 号及び 7 号炉に必要な容量を確保するとともに，号炉の区分けなく通信連絡が可能な設計とする。
3.15.1.1.4
容量等
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
常設の重大事故等対処設備のうち以下のパラメータを計測する設備は，設計基準事故時の計測機能と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合の計測範囲
が，計器の不確かさを考慮しても設計基準を超える状態において発電用原子炉施設の状態を推定できるため，設計基準事故対処設備と同仕様の設計とする。
3.15-4

・原子炉圧力・原子炉水位（広帯域）
・原子炉水位（燃料域）
・原子炉隔離時冷却系系統流量
・高圧炉心注水系系統流量・残留熱除去系系統流量・格納容器内水素濃度
・格納容器内雰囲気放射線レベル（D/W）
・格納容器内雰囲気放射線レベル（S/C）
・起動領域モニタ
・平均出力領域モニタ
・残留熱除去系熱交換器入口温度・残留熱除去系熱交換器出口温度・原子炉補機冷却水系系統流量・残留熱除去系熱交換器入口冷却水流量
・高圧炉心注水系ポンプ吐出圧力・残留熱除去系ポンプ吐出圧力・格納容器内酸素濃度・使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）
常設の重大事故等対処設備のうち以下のパラメータを計測する設備は，計器の不確かさを考慮しても設計基準を超える状態において発電用原子炉施設の状態を推定できる設計とする。
・原子炉圧力容器温度・原子炉圧力（SA）
・原子炉水位（SA）
・高圧代替注水系系統流量・復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）
・復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）
・復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）
・ドライウェル雰囲気温度
・サプレッション・チェンバ気体温度
・サプレッション・チェンバ・プール水温度
・格納容器内圧力（D/W）
・格納容器内圧力（S/C）
・サプレッション・チェンバ・プール水位
・格納容器下部水位
・格納容器内水素濃度（SA）
・復水補給水系温度（代替循環冷却）・フィルタ装置水位・フィルタ装置入口圧力・フィルタ装置出口放射線モニタ
・フィルタ装置水素濃度・フィルタ装置金属フィルタ差圧・フィルタ装置スクラバ水 pH
3.15-5

・耐圧強化ベント系放射線モニタ
・復水貯蔵槽水位（SA）
・復水移送ポンプ吐出圧力・原子炉建屋水素濃度
・静的触媒式水素再結合器 動作監視装置
・使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）
・使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
・使用済燃料貯蔵プール監視カメラ（使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置を含む）
安全パラメータ表示システム（SPDS）は，想定される重大事故等時に発電所内の通信連絡をする必要のある場所に必要なデータ量を伝送することができる設計とする。
可搬型計測器は，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内の温度，圧力，水位及び流量（注水量）等の計測用として 6 号炉，7 号炉それぞれ 1 セット 24 個（測定時の故障を想定した予備 1 個含む）使用する。保有数は，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 24 個（6 号及び 7 号炉共用）を含めて合計 72 個を分散して保管する。
3.15.1.1.5
環境条件等
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータを計測する設備は，原子炉格納容器内に設置し，想定される重大事故等時における環
境条件を考慮した設計とする。
・原子炉圧力容器温度・ドライウェル雰囲気温度
・サプレッション・チェンバ気体温度
・サプレッション・チェンバ・プール水温度
・格納容器下部水位
・格納容器内水素濃度（SA）
・起動領域モニタ
・平均出力領域モニタ
なお，起動領域モニタ及び平均出力領域モニタについては，想定される重大事
故等時初期における原子炉格納容器内の環境条件を考慮した設計とする。
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータを計測する設備は，原子炉建屋原子炉区域内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
・原子炉圧力・原子炉圧力（SA）
・原子炉水位（広帯域）
・原子炉水位（燃料域）
・原子炉水位（SA）
・高圧代替注水系系統流量
・原子炉隔離時冷却系系統流量
・高圧炉心注水系系統流量
3.15-6

・復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）
・復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）・残留熱除去系系統流量・復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）
・格納容器内圧力（D/W）
・格納容器内圧力（S/C）
・サプレッション・チェンバ・プール水位
・格納容器内水素濃度
・格納容器内雰囲気放射線レベル（D/W）
・格納容器内雰囲気放射線レベル（S/C）
・復水補給水系温度（代替循環冷却）・耐圧強化ベント系放射線モニタ（7 号炉）
・残留熱除去系熱交換器入口温度・残留熱除去系熱交換器出口温度・原子炉補機冷却水系系統流量（6 号炉区分Ⅲ）・残留熱除去系熱交換器入口冷却水流量
・高圧炉心注水系ポンプ吐出圧力・残留熱除去系ポンプ吐出圧力・原子炉建屋水素濃度
・静的触媒式水素再結合器 動作監視装置
・格納容器内酸素濃度・使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）
・使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）
・使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
・使用済燃料貯蔵プール監視カメラ
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータを計測する設備は，原子炉建屋内の原子炉区域外，タービン建屋内又は廃棄物処理建
屋内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
・フィルタ装置入口圧力・フィルタ装置水素濃度・耐圧強化ベント系放射線モニタ（6 号炉）
・原子炉補機冷却水系系統流量（6 号炉区分Ⅰ，Ⅱ，7 号炉）
・復水貯蔵槽水位（SA）
・復水移送ポンプ吐出圧力・使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータを計測する設備は，屋外に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
・フィルタ装置水位・フィルタ装置金属フィルタ差圧・フィルタ装置スクラバ水 pH
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち以下のパラメータを計測する設備は，原子炉建屋屋上に設置し，想定される重大事故等時における環境
3.15-7

条件を考慮した設計とする。
・フィルタ装置出口放射線モニタ
安全パラメータ表示システム（SPDS）のうちデータ伝送装置は，コントロール
建屋内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。データ伝送装置は，想定される重大事故等時に操作を行う必要がない設計とする。
安全パラメータ表示システム（SPDS）のうち緊急時対策支援システム伝送装置
は，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。緊急時対策支援システム伝送装置は，想定される重大事故等時に操作を行う必要がない設計とする。
安全パラメータ表示システム（SPDS）のうち SPDS 表示装置は，5 号炉原子炉建
屋内緊急時対策所内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。SPDS 表示装置の操作は，想定される重大事故等時において，設
置場所で可能な設計とする。
可搬型計測器は，コントロール建屋内及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に保管し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。可
搬型計測器の操作は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。
3.15.1.1.6
操作性の確保基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
常設の重大事故等対処設備のうち，以下のパラメータを計測する設備は設計基
準対象施設として使用する場合と同じ構成で使用できる設計とする。
・原子炉圧力・原子炉水位（広帯域）
・原子炉水位（燃料域）
・原子炉隔離時冷却系系統流量
・高圧炉心注水系系統流量・残留熱除去系系統流量・格納容器内水素濃度
・格納容器内雰囲気放射線レベル（D/W）
・格納容器内雰囲気放射線レベル（S/C）
・起動領域モニタ
・平均出力領域モニタ
・残留熱除去系熱交換器入口温度・残留熱除去系熱交換器出口温度・原子炉補機冷却水系系統流量・残留熱除去系熱交換器入口冷却水流量
・高圧炉心注水系ポンプ吐出圧力・残留熱除去系ポンプ吐出圧力・格納容器内酸素濃度・使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）
格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度は，設計基準対象施設として使用する場合と同じ構成で，重大事故等対処設備として使用できる設計とする。格納3.15-8

容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度を計測するためのサンプリング装置は，中央制御室の操作スイッチにより操作が可能な設計とする。
常設の重大事故等対処設備のうち，以下のパラメータを計測する設備は設計基
準対象施設と兼用せず，他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。
・原子炉圧力容器温度・原子炉圧力（SA）
・原子炉水位（SA）
・高圧代替注水系系統流量・復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）
・復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）
・復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）
・ドライウェル雰囲気温度
・サプレッション・チェンバ気体温度
・サプレッション・チェンバ・プール水温度
・格納容器内圧力（D/W）
・格納容器内圧力（S/C）
・サプレッション・チェンバ・プール水位
・格納容器下部水位
・格納容器内水素濃度（SA）
・復水補給水系温度（代替循環冷却）・フィルタ装置水位・フィルタ装置入口圧力・フィルタ装置出口放射線モニタ
・フィルタ装置金属フィルタ差圧・フィルタ装置スクラバ水 pH
・耐圧強化ベント系放射線モニタ
・復水貯蔵槽水位（SA）
・復水移送ポンプ吐出圧力・原子炉建屋水素濃度
・静的触媒式水素再結合器 動作監視装置
・使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）
・使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
・使用済燃料貯蔵プール監視カメラ（使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置を含む）
フィルタ装置スクラバ水 pH を計測するためのサンプリング装置は，想定される重大事故等時に切り替えることなく使用できる設計とする。フィルタ装置スクラ
バ水 pH を計測するためのサンプリング装置は，屋外で弁及び付属の操作スイッチ
により操作が可能な設計とする。
使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置は，想定される重大事故等時に切り替えることなく使用できる設計とする。使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置は，原子炉建屋内の原子炉区域外で弁及び付属の操作スイッチにより操作が可能な設計とする。
フィルタ装置水素濃度は，耐圧強化ベント系と格納容器圧力逃がし装置で兼用するものであり，想定される重大事故等時において耐圧強化ベント系を使用する
3.15-9

際に，弁操作により，サンプリングラインを格納容器圧力逃がし装置から耐圧強化ベント系に速やかに切り替えられる設計とする。フィルタ装置水素濃度を計測するためのサンプリング装置は，原子炉建屋内の原子炉区域外で弁及び付属の操作スイッチにより操作が可能な設計とする。
安全パラメータ表示システム（SPDS）は，想定される重大事故等時において，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。安全パラメータ表示システム（SPDS）のうちデータ伝送
装置及び緊急時対策支援システム伝送装置は，常時伝送を行うため，通常操作を必要としない設計とする。安全パラメータ表示システム（SPDS）のうち SPDS 表示
装置は，付属の操作スイッチにより 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内で操作が可能な設計とする。
可搬型計測器は，設計基準対象施設とは兼用しないため，想定される重大事故等時に切り替えることなく使用できる設計とする。可搬型計測器は，運転員等が携行して屋内のアクセスルートを通行できる設計とする。可搬型計測器の計装ケ
ーブルの接続は，ボルト・ネジ接続とし，接続規格を統一することにより，一般的に使用される工具を用いて確実に接続できる設計とし，付属の操作スイッチにより設置場所で操作が可能な設計とする。
3.15.1.1.7
試験検査
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを計測する設備は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，模擬入力による機能・性能の確認（特性の確認）及
び校正が可能な設計とする。
安全パラメータ表示システム（SPDS）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，機能・性能の確認及び外観の確認が可能な設計とする。
可搬型計測器は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，模擬入力による性能の確認が可能な設計とする。

3.15-10

第 3.15－1 表計装設備（重大事故等対処設備）の主要機器仕様(1) 原子炉圧力容器温度
個

数

計測範囲

2
0～350℃(2) 原子炉圧力兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉プラント・プロセス計装
個

数

計測範囲

3
0～10MPa[gage](3) 原子炉圧力（SA）
個

数

計測範囲

1
0～11MPa[gage](4) 原子炉水位（広帯域）兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉プラント・プロセス計装
個

数

計測範囲

3
-3,200～3,500mm *1(5) 原子炉水位（燃料域）
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉プラント・プロセス計装
個

数

計測範囲

2
-4,000～1,300mm *2(6) 原子炉水位（SA）個数

1
3.15-11

1
計測範囲-3,200～3,500mm *1-8,000～3,500mm *1(7) 高圧代替注水系系統流量
個

数

計測範囲

1
0～300m3/h(8) 原子炉隔離時冷却系系統流量兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉プラント・プロセス計装
個

数

計測範囲

1
0～300m3/h(9) 高圧炉心注水系系統流量兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉プラント・プロセス計装
個

数

計測範囲

2
0～1,000m3/h(10)復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）
個

数

計測範囲

1
0～200m3/h（6 号炉），0～150m3/h（7 号炉）(11)復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）
個

数

計測範囲

1
0～350m3/h(12)残留熱除去系系統流量兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉プラント・プロセス計装
3.15-12

個

数

計測範囲

3
0～1,500m3/h(13)復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）
個

数

計測範囲

1
0～150m3/h（6 号炉），0～100m3/h（7 号炉）(14)ドライウェル雰囲気温度
個

数

計測範囲

2
0～300℃(15)サプレッション・チェンバ気体温度
個

数

計測範囲

1
0～300℃(16)サプレッション・チェンバ・プール水温度
個

数

計測範囲

3
0～200℃(17)格納容器内圧力（D/W）
個

数

計測範囲

1
0～1,000kPa[abs](18)格納容器内圧力（S/C）
個

数

計測範囲

1
0～980.7kPa[abs](19)サプレッション・チェンバ・プール水位
個

数

計測範囲

1
-6～11m（T.M.S.L.-7,150～+9,850mm）*3(20)格納容器下部水位個

数

33.15-13計測範囲+1m，+2m，+3m（T.M.S.L.-5,600mm，-4,600mm，-3,600mm）*3(21)格納容器内水素濃度
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉プラント・プロセス計装・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備
個

数

計測範囲

2
0～30vol%（6 号炉）
0～20vol%／0～100vol%（7 号炉）(22)格納容器内水素濃度（SA）
兼用する設備は以下のとおり。
・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備
個

数

計測範囲

2
0～100vol%(23)格納容器内雰囲気放射線レベル（D/W）
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉プラント・プロセス計装
・放射線管理設備（通常運転時等）
・放射線管理設備（重大事故等時）
個

数

計測範囲

2
10-2～105Sv/h(24)格納容器内雰囲気放射線レベル（S/C）
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉プラント・プロセス計装
・放射線管理設備（通常運転時等）
3.15-14

・放射線管理設備（重大事故等時）
個

数

2
10-2～105Sv/h

計測範囲(25)起動領域モニタ兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉核計装個

数

1010-1～106s-1（1.0×103～1.0×109cm-2・s-1）

計測範囲

0～40%又は 0～125%（1.0×108～2.0×1013cm-2・s-1）(26)平均出力領域モニタ兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉核計装
個

数

計測範囲

4*4
0～125%（1.2×1012～2.8×1014cm-2・s-1）(27)復水補給水系温度（代替循環冷却）
個

数

計測範囲

1
0～200℃(28)フィルタ装置水位
個

数

計測範囲

2
0～6,000mm(29)フィルタ装置入口圧力
個

数

計測範囲

1
0～1MPa[gage](30)フィルタ装置出口放射線モニタ兼用する設備は以下のとおり。
3.15-15

・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備
・放射線管理設備（重大事故等時）
個

数

計測範囲

2
10-2～105mSv/h(31)フィルタ装置水素濃度
兼用する設備は以下のとおり。
・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備
個

数

計測範囲

2
0～100vol%(32)フィルタ装置金属フィルタ差圧
個

数

計測範囲

2
0～50kPa(33)フィルタ装置スクラバ水 pH
個

数

計測範囲

1
pH0～14(34)耐圧強化ベント系放射線モニタ兼用する設備は以下のとおり。
・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備
・放射線管理設備（重大事故等時）
個

数

計測範囲

2
10-2～105mSv/h(35)残留熱除去系熱交換器入口温度兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉プラント・プロセス計装
個

数

33.15-16計測範囲

0～300℃(36)残留熱除去系熱交換器出口温度兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉プラント・プロセス計装
個

数

計測範囲

3
0～300℃(37)原子炉補機冷却水系系統流量兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉プラント・プロセス計装
個

数

計測範囲

3
0～4,000m3/h（6 号炉区分Ⅰ，Ⅱ）
0～3,000m3/h（6 号炉区分Ⅲ，7 号炉区分Ⅰ，Ⅱ）
0～2,000m3/h（7 号炉区分Ⅲ）(38)残留熱除去系熱交換器入口冷却水流量兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉プラント・プロセス計装
個

数

計測範囲

3
0～2,000m3/h（6 号炉），0～1,500m3/h（7 号炉）(39)高圧炉心注水系ポンプ吐出圧力兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉プラント・プロセス計装
個

数

計測範囲

2
0～12MPa[gage](40)残留熱除去系ポンプ吐出圧力兼用する設備は以下のとおり。
3.15-17

・原子炉プラント・プロセス計装
個

数

計測範囲

3
0～3.5MPa[gage](41)復水貯蔵槽水位（SA）
個

数

計測範囲

1
0～16m（6 号炉），0～17m（7 号炉）(42)復水移送ポンプ吐出圧力
個

数

計測範囲

3
0～2MPa[gage](43)原子炉建屋水素濃度兼用する設備は以下のとおり。
・水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備
個

数

計測範囲

8
0～20vol%(44)静的触媒式水素再結合器 動作監視装置兼用する設備は以下のとおり。
・水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備
個

数

計測範囲

4
0～300℃(45)格納容器内酸素濃度
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉プラント・プロセス計装・水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備
個

数

計測範囲

2
0～30vol%（6 号炉）
3.15-18

0～10vol%／0～30vol%（7 号炉）(46)使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）
兼用する設備は以下のとおり。
・使用済燃料プールの冷却等のための設備
個

数

1（検出点 14 箇所）

計測範囲

T.M.S.L.20,180～31,170mm（6 号炉），
T.M.S.L.20,180～31,123mm（7 号炉）*30～150℃(47)使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）
兼用する設備は以下のとおり。
・使用済燃料プールの冷却等のための設備
個

数

1（検出点 8 箇所）

計測範囲

T.M.S.L.23,420～30,420mm（6 号炉），
T.M.S.L.23,373～30,373mm（7 号炉）*30～150℃(48)使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
兼用する設備は以下のとおり。
・使用済燃料プールの冷却等のための設備
・放射線管理設備（重大事故等時）
高レンジ
個

数

計測範囲

1
101～108mSv/h

低レンジ
個

数

計測範囲

1
10-2 ～105mSv/h（6 号炉），10-3 ～104mSv/h（7 号
3.15-19

炉）(49)使用済燃料貯蔵プール監視カメラ（使用済燃料貯蔵プール監視カメラ
用空冷装置を含む）
兼用する設備は以下のとおり。
・使用済燃料プールの冷却等のための設備
個数1(50)安全パラメータ表示システム（SPDS）
兼用する設備は以下のとおり。
・通信連絡設備（通常運転時等）
・通信連絡設備（重大事故等時）・緊急時対策所（通常運転時等）
・緊急時対策所（重大事故等時）
データ伝送装置個数一式

緊急時対策支援システム伝送装置（6 号及び 7 号炉共用）
個

数

一式

SPDS 表示装置（6 号及び 7 号炉共用）
個

数

一式

*1：基準点は蒸気乾燥器スカート下端（原子炉圧力容器零レベルより
1,224cm）*2：基準点は有効燃料棒上端（原子炉圧力容器零レベルより 905cm）*3：T.M.S.L.＝東京湾平均海面*4：局部出力領域モニタの検出器は 208 個であり，平均出力領域モニタの各チャンネルには，52 個ずつの信号が入力される。

3.15-20

第 3.15－2 表
分類重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）①原子炉圧力容器内の温度

重要監視パラメータ，
重要代替監視パラメータ

個数

計測範囲

設計基準

把握能力（計測範囲の考え方）

可搬型
計測器個数

原子炉圧力容器温度

20～350℃

最大値：300℃＊4

重大事故等時における損傷炉心の冷却状態を把握し，適切に対応するための判断基準（300℃）に対して，350℃までを監視可能。

1

原子炉圧力＊1「②原子炉圧力容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。

原子炉圧力（SA）＊1
原子炉水位（広帯域）＊1
原子炉水位（燃料域）＊1「③原子炉圧力容器内の水位」を監視するパラメータと同じ。

原子炉水位（SA）＊1
残留熱除去系熱交換器入口温度＊1

3.15-21②原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力＊2「⑫最終ヒートシンクの確保（残留熱除去系）」を監視するパラメータと同じ。
3

原子炉圧力（SA）＊2

1

0～10MPa[gage]

最大値：
8.48MPa[gage]

0～11MPa[gage]

最大値：
8.48MPa[gage]

重大事故等時における原子炉圧力容器最高圧力(8.92MPa[gage])を包絡する範囲として設定。なお，主蒸気逃がし安全弁の手動操作により変動する範囲についても計測範囲に包絡されており，監視可能である。

1

原子炉圧力容器最高使用圧力（8.62MPa [gage]）の 1.2 倍（10.34MPa[gage])を監視可能。

原子炉水位（広帯域）＊1
原子炉水位（燃料域）＊1「③原子炉圧力容器内の水位」を監視するパラメータと同じ。

原子炉水位（SA）＊1
原子炉圧力容器温度＊1
原子炉水位（広帯域）＊2原子炉水位（燃料域）＊2③原子炉圧力容器内の水位＊2

原子炉水位（SA）「①原子炉圧力容器内の温度」を監視するパラメータと同じ。
3-3200～3500mm＊5-6872～1650mm＊5,72-4000～1300mm＊6-3680～4843mm＊6,7

1-3200～3500mm＊5

1-8000～3500mm＊5-6872～1650mm

炉心の冷却状況を把握する上で，原子炉水位制御範囲（レベル 3～8）及び有効燃料棒底部まで監視可能。

＊5,7

高圧代替注水系系統流量＊1
復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）＊1
復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）＊1

原子炉隔離時冷却系系統流量＊1「④原子炉圧力容器への注水量」を監視するパラメータと同じ。

高圧炉心注水系系統流量＊1
残留熱除去系系統流量＊1
原子炉圧力＊1
原子炉圧力（SA）＊1
格納容器内圧力（S/C）＊1「②原子炉圧力容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。
「⑦原子炉格納容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。

1

（つづき）
分類④原子炉圧力容器への注水量

重要監視パラメータ，
重要代替監視パラメータ

個数

計測範囲

設計基準

高圧代替注水系系統流量

10～300m3/h－＊8

原子炉隔離時冷却系系統流量

10～300m3/h

0～182m3/h

原子炉隔離時冷却系ポンプの最大注水量（182m3/h）を監視可能。

高圧炉心注水系系統流量

20～1000m3/h

0～727m3/h

高圧炉心注水系ポンプの最大注水量（727m3/h）を監視可能。

復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）

10～200m3/h（6 号炉）
0～150m3/h（7 号炉）－＊8

復水移送ポンプを用いた低圧代替注水系（RHR A 系ライン）における最大注水量（90m3/h）を監視可能。

復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）

10～350m3/h－＊8

復水移送ポンプを用いた低圧代替注水系（RHR B 系ライン）における最大注水量（300m3/h）を監視可能。

残留熱除去系系統流量

30～1500m3/h

0～954m3/h

把握能力（計測範囲の考え方）

可搬型
計測器個数

高圧代替注水系ポンプの最大注水量（182m3/h）を監視可能。
1

1

残留熱除去系ポンプの最大注水量（954m3/h）を監視可能。

復水貯蔵槽水位（SA）＊1「⑭水源の確保」を監視するパラメータと同じ。

サプレッション・チェンバ・プール水位＊1「⑧原子炉格納容器内の水位」を監視するパラメータと同じ。

原子炉水位（燃料域）＊1「③原子炉圧力容器内の水位」を監視するパラメータと同じ。

＊1

原子炉水位（SA）⑤原子炉格納容器への注水量

3.15-22

原子炉水位（広帯域）＊1

復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）

復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）

10～350m3/h

10～150m3/h（6 号炉）
0～100m3/h（7 号炉）

復水貯蔵槽水位（SA）＊1
格納容器内圧力（D/W）－＊8

復水移送ポンプを用いた代替格納容器スプレイ系（RHR B 系ライン）の最大注水量（140m3/h）を監視可能。

＊8

復水移送ポンプを用いた格納容器下部注水系の最大注水量（90m3/h）を監視可能。

－

1「⑭水源の確保」を監視するパラメータと同じ。

＊1「⑦原子炉格納容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。

格納容器内圧力（S/C）＊1
格納容器下部水位＊1「⑧原子炉格納容器内の水位」を監視するパラメータと同じ。

⑥原子炉格納容器内の温度

ドライウェル雰囲気温度

20～300℃

最大値：138℃

サプレッション・チェンバ気体温度＊210～300℃

最大値：138℃

サプレッション・チェンバ・プール水温度＊2

30～200℃

最大値：97℃

格納容器内圧力（D/W）＊1
格納容器内圧力（S/C）＊1

格納容器の限界温度（200℃）を監視可能。

格納容器の限界圧力（2Pd：620kPa[gage]）におけるサプレッション・
チェンバ・プール水の飽和温度（約 166℃）を監視可能。

「⑦原子炉格納容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。

11

（つづき）
分類⑦原子炉格納容器内の圧力

重要監視パラメータ，
重要代替監視パラメータ

個数

計測範囲

設計基準

格納容器内圧力（D/W）＊2

10～1000kPa[abs]最大値：
246kPa[gage]

格納容器内圧力（S/C）＊2

10～980.7kPa[abs]最大値：
177kPa[gage]

把握能力（計測範囲の考え方）

格納容器の限界圧力（2Pd：620kPa[gage]）を監視可能。

可搬型
計測器個数

1

ドライウェル雰囲気温度＊1「⑥原子炉格納容器内の温度」を監視するパラメータと同じ。
＊1

サプレッション・チェンバ気体温度⑧原子炉格納容器内の水位

3.15-23

サプレッション・チェンバ・プール水位

1-6～11m
（T.M.S.L.-7150～＋9850mm）＊9

格納容器下部水位

3+1m,+2m,+3m（T.M.S.L.-5600mm，4600mm，-3600mm）＊9

復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）＊1

ウェットウェルベント操作可否判断（ベントライン高さ-1m：9.1m）を把握できる範囲を監視可能。
（サプレッション・チェンバ・プールを水源とする非常用炉心冷却系の起動時に想定される変動（低下）水位：-2.59m を監視可能。）

1－＊8

重大事故等時において，格納容器下部に溶融炉心の冷却に必要な水深（底部から+2m）があることを監視可能。

1「⑤原子炉格納容器への注水量」を監視するパラメータと同じ。

復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）＊1

復水貯蔵槽水位（SA）＊1
格納容器内圧力（D/W）-2.59～0m(T.M.S.L.-3740～1150mm）＊9「⑭水源の確保」を監視するパラメータと同じ。

＊1「⑦原子炉格納容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。

格納容器内圧力（S/C）＊1⑨原子炉格納容器
内の水素濃度

格納容器内水素濃度＊220～30vol%（6 号炉）
0～20vol%/0～100vol%（7 号炉）

0～6.2vol%重大事故等時に原子炉格納容器内の水素濃度が変動する可能性のある範囲（0～38vol%）を監視可能。なお，6 号炉については，格納容器内
水素濃度が 30vol%を超えた場合においても，格納容器内水素濃度（SA）により把握可能。

－⑩原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器内水素濃度（SA）＊2

2

0～100vol%格納容器内雰囲気放射線レベル（D/W）＊2

2

10-2～105Sv/h

10Sv/h 未満＊10

炉心損傷の判断値（原子炉停止直後に炉心損傷した場合は約 10Sv/h）を把握する上で監視可能（上記の判断値は原子炉停止後の経過時間とともに低くなる）。

－

格納容器内雰囲気放射線レベル（S/C）＊2

2

10-2～105Sv/h

10Sv/h 未満＊10

炉心損傷の判断値（原子炉停止直後に炉心損傷した場合は約 10Sv/h）を把握する上で監視可能（上記の判断値は原子炉停止後の経過時間とともに低くなる）。

－－

（つづき）
重要監視パラメータ，
重要代替監視パラメータ分類⑪未臨界の維持又は監視

起動領域モニタ＊2

個数

計測範囲

10

10-1～106s-1（1.0×103～
1.0×109cm-2・s-1）
0～40%又は 0～125%（1.0×108～2.0×1013
cm-2・s-1）

設計基準

定格出力の
約 10 倍
平均出力領域モニタ＊2

4＊30～125%（1.2×1012～2.8×1014㎝-2･s-1）

サプレッション・チェンバ・プール水温度＊2
復水補給水系温度（代替循環冷却）

3.15-24

復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）＊2

把握能力（計測範囲の考え方）

可搬型
計測器個数

原子炉の停止時から起動時及び起動時から定格出力運転時の中性子束を監視可能。
なお，起動領域モニタが測定できる範囲を超えた場合は，平均出力領域モニタによって監視可能。

－

原子炉の起動時から定格出力運転時の中性子束を監視可能。
なお，設計基準事故時及び重大事故等時，一時的に計測範囲を超えるが，負の反応度フィードバック効果により短期間であり，かつ出力上昇及び下降は急峻である。125%を超えた領域でその指示に基づき操作を伴うものでないことから，現状の計測範囲でも運転監視上影響はな
い。また，重大事故等時においても原子炉再循環ポンプトリップ等により中性子束は低下するため，現状の計測範囲でも対応が可能。

－「⑥原子炉格納容器内の温度」を監視するパラメータと同じ。
10～200℃－＊8

代替循環冷却時における復水移送ポンプの最高使用温度（85℃）に余裕を見込んだ設定とする。

「④原子炉圧力容器への注水量」を監視するパラメータと同じ。

復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）＊2

代替循環冷却系⑫最終ヒートシンクの確保「⑤原子炉格納容器への注水量」を監視するパラメータと同じ。
復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）＊2
原子炉水位（広帯域）＊1
原子炉水位（燃料域）＊1「③原子炉圧力容器内の水位」を監視するパラメータと同じ。

原子炉水位（SA）＊1
復水移送ポンプ吐出圧力＊1
格納容器内圧力（S/C）＊1「⑭水源の確保」を監視するパラメータと同じ。
「⑦原子炉格納容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。

サプレッション・チェンバ・プール水位＊1「⑧原子炉格納容器内の水位」を監視するパラメータと同じ。
格納容器下部水位＊1
サプレッション・チェンバ気体温度＊1「⑥原子炉格納容器内の温度」を監視するパラメータと同じ。

ドライウェル雰囲気温度＊1
原子炉圧力容器温度＊1「①原子炉圧力容器内の温度」を監視するパラメータと同じ。

1

（つづき）
分類

可搬型
計測器個数

重要監視パラメータ，
重要代替監視パラメータ

個数

計測範囲

設計基準

把握能力（計測範囲の考え方）

フィルタ装置水位＊220～6000mm－＊8

スクラバノズル上端を計測範囲のゼロ点とし，フィルタ装置機能維持のための上限：約 2200mm，下限：約 500mm を監視可能。

1

フィルタ装置入口圧力

10～1MPa[gage]－＊8

格納容器ベント実施時に，格納容器圧力逃がし装置内の最高圧力（0.62MPa[gage]）が監視可能。

1

フィルタ装置出口放射線モニタ

210-2～105mSv/h－＊8

格納容器ベント実施時に，想定されるフィルタ装置出口の最大放射線量率（約 7×104mSv/h）を監視可能。

－

格納容器圧力逃がし装置⑫最終ヒートシンクの確保

3.15-25

フィルタ装置水素濃度

20～100vol%－＊8

フィルタ装置金属フィルタ差圧

20～50kPa－＊8フィルタ装置スクラバ水 pH

1

pH0～14－＊8

格納容器ベント停止後の窒素によるパージを実施し，フィルタ装置及び耐圧強化ベントラインの配管内に滞留する水素濃度が可燃限界濃度（4vol%）以下であることを監視可能。
フィルタ装置金属フィルタの上限差圧が監視可能。
フィルタ装置スクラバ水のpH（pH0～14）が監視可能。

－

1－

格納容器内圧力（D/W）＊1「⑦原子炉格納容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。
格納容器内圧力（S/C）＊1

格納容器内水素濃度（SA）＊1「⑨原子炉格納容器内の水素濃度」を監視するパラメータと同じ。

耐圧強化ベント系

耐圧強化ベント系放射線モニタ

2

フィルタ装置水素濃度1

格納容器内水素濃度（SA）＊1

10-2～105mSv/h－＊8

重大事故等時の排気ラインの耐圧強化ベント系放射線モニタ設置位置における最大放射線量率（約 4×104mSv/h）を監視可能。

「⑫最終ヒートシンクの確保（格納容器圧力逃がし装置）」を監視するパラメータと同じ。

「⑨原子炉格納容器内の水素濃度」を監視するパラメータと同じ。

－

（つづき）
分類

重要監視パラメータ，
重要代替監視パラメータ

個数

計測範囲

設計基準

把握能力（計測範囲の考え方）

可搬型
計測器個数

残留熱除去系熱交換器入口温度＊230～300℃

最大値：182℃

残留熱除去系の運転時における，残留熱除去系系統水の最高使用温度（182℃）を監視可能。

1

残留熱除去系熱交換器出口温度

30～300℃

最大値：182℃

残留熱除去系の運転時における，残留熱除去系系統水の最高使用温度（182℃）を監視可能。

1

残留熱除去系系統流量「④原子炉圧力容器への注水量」を監視するパラメータと同じ。

3

原子炉補機冷却水系系統流量＊13

残留熱除去系

3.15-26⑫最終ヒートシンクの確保

0～4000m /h（6 号炉区分
Ⅰ，Ⅱ）
0～3000m3/h（6 号炉区分
Ⅲ，7 号炉区分Ⅰ，Ⅱ）
0～2000m3/h（7 号炉区分
Ⅲ）

0～2200m3/h（6 号炉区分Ⅰ，Ⅱ）
0～1700m3/h（6 号
炉区分Ⅲ）
0～2600m3/h（7 号炉区分Ⅰ，Ⅱ）
0～1600m3/h（7 号
炉区分Ⅲ）

原子炉補機冷却系中間ループ循環ポンプの最大流量（2200m3/h（6 号炉
区分Ⅰ，Ⅱ），1700m3/h（6 号炉区分Ⅲ），2600m3/h（7 号炉区分Ⅰ，3Ⅱ），1600m /h（7 号炉区分Ⅲ））を監視可能。
代替原子炉補機冷却水ポンプの最大流量（600m３/h）を監視可能。

1

残留熱除去系熱交換器入口冷却水流量＊1

30～2000m3/h（6 号炉）
0～1500m3/h（7 号炉）

0～1200m3/h

残留熱除去系熱交換器入口冷却水流量の最大流量（1200m3/h）を監視可能。
熱交換器ユニット（代替原子炉補機冷却水ポンプ）の最大流量（470m３/h）を監視可能。

原子炉圧力容器温度＊1「①原子炉圧力容器内の温度」を監視するパラメータと同じ。

サプレッション・チェンバ・プール水温度＊1「⑥原子炉格納容器内の温度」を監視するパラメータと同じ。

残留熱除去系ポンプ吐出圧力＊1「⑭水源の確保」を監視するパラメータと同じ。

（つづき）
重要監視パラメータ，
重要代替監視パラメータ

分類

個数

計測範囲

設計基準

把握能力（計測範囲の考え方）

可搬型
計測器個数

原子炉水位（燃料域）＊2「③原子炉圧力容器内の水位」を監視するパラメータと同じ。

原子炉水位（SA）＊2
原子炉圧力＊2「②原子炉圧力容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。

原子炉圧力（SA）＊2
原子炉圧力容器温度＊1

原子炉格納容器内の状態

3.15-27

原子炉建屋内の状態⑬格納容器バイパスの監視

原子炉圧力容器内の状態

原子炉水位（広帯域）＊2「①原子炉圧力容器内の温度」を監視するパラメータと同じ。
＊2「⑥原子炉格納容器内の温度」を監視するパラメータと同じ。

ドライウェル雰囲気温度
格納容器内圧力（D/W）＊2「⑦原子炉格納容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。

格納容器内圧力（S/C）＊1
高圧炉心注水系ポンプ吐出圧力
残留熱除去系ポンプ吐出圧力2
30～12MPa[gage]

最大値：
11.8MPa[gage]

高圧炉心注水系の運転時における，高圧炉心注水系系統の最高使用圧
力（約 11.8MPa[gage]）を監視可能。

0～3.5MPa[gage]

最大値：
3.5MPa[gage]

残留熱除去系の運転時における，残留熱除去系系統の最高使用圧力（約 3.5MPa[gage]）を監視可能。

原子炉圧力＊1

1「②原子炉圧力容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。

原子炉圧力（SA）＊1
復水貯蔵槽水位（SA）

1

0～16m（6 号炉）
0～17m（7 号炉）

0～15.5m(6 号炉)
0～15.7m(7 号炉)

復水貯蔵槽の底部からオーバーフローレベル（6 号炉：0～15.5m，7 号
炉：0～15.7m）を監視可能。

1「⑧原子炉格納容器内の水位」を監視するパラメータと同じ。

サプレッション・チェンバ・プール水位＊1

高圧代替注水系系統流量

復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）＊1
復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）＊1⑭水源の確保

原子炉隔離時冷却系系統流量＊1「④原子炉圧力容器への注水量」及び「⑤原子炉格納容器への注水量」を監視するパラメータと同じ。

＊1

高圧炉心注水系系統流量

残留熱除去系系統流量＊1
復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）＊1

原子炉水位（広帯域）＊1
原子炉水位（燃料域）＊1「③原子炉圧力容器内の水位」を監視するパラメータと同じ。

＊1

原子炉水位（SA）

復水移送ポンプ吐出圧力＊1
残留熱除去系ポンプ吐出圧力＊130～2MPa[gage]－＊8

重大事故等時における，復水補給水系の最高使用圧力（約1.7MPa[gage]）を監視可能。

「⑬格納容器バイパスの監視」を監視するパラメータと同じ。

1

（つづき）
分類

重要監視パラメータ，
重要代替監視パラメータ⑮原子炉建屋内の水素濃度⑯原子炉格納容器内の酸素濃度把握能力（計測範囲の考え方）

可搬型
計測器個数

－

重大事故等時において，原子炉建屋内の水素燃焼の可能性（水素濃度：4vol%）を把握する上で監視可能（なお，静的触媒式水素再結合器
にて，原子炉建屋の水素濃度を可燃限界である 4vol%未満に低減す
る）。

－

0～300℃－＊8

重大事故等時において，静的触媒式水素再結合器作動時に想定される温度範囲を監視可能。

1

0～30vol%（6 号炉）
0～10vol%/0～30vol%（7 号炉）

4.9vol%以下

重大事故等時に原子炉格納容器内の酸素濃度が変動する可能性のある範囲（0～4.9vol%）を監視可能。

－

個数

計測範囲

原子炉建屋水素濃度

80～20vol%

静的触媒式水素再結合器 動作監視装置＊1

4

格納容器内酸素濃度2

格納容器内雰囲気放射線レベル（D/W）＊1

格納容器内圧力（D/W）＊1「⑦原子炉格納容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。

格納容器内圧力（S/C）＊1

3.15-28⑰使用済燃料プールの監視

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）＊2

使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）＊2

使用済燃料貯蔵プール監視カメラ＊2＊8「⑩原子炉格納容器内の放射線量率」を監視するパラメータと同じ。

格納容器内雰囲気放射線レベル（S/C）＊1

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）＊2

設計基準

1＊11

1＊12

T.M.S.L.20180～31170mm（6 号炉）＊9
T.M.S.L.20180～31123mm（7 号炉）＊9

T.M.S.L.31395mm（6 号炉）＊9
T.M.S.L.31390mm（7 号炉）＊9

重大事故等により変動する可能性のある使用済燃料プール上部から底部近傍までの範囲にわたり水位を監視可能。

0～150℃

66℃

重大事故等により変動する可能性のある使用済燃料プールの温度を監視可能。

T.M.S.L.23420～30420mm（6 号炉）＊9
T.M.S.L.23373～30373mm（7 号炉）＊9

T.M.S.L.31395mm（6 号炉）＊9
T.M.S.L.31390mm（7 号炉）＊9

重大事故等により変動する可能性のある使用済燃料プール上部から使用済燃料貯蔵ラック上端近傍までの範囲にわたり水位を監視可能。

0～150℃

66℃

重大事故等により変動する可能性のある使用済燃料プールの温度を監
視可能。

1

1

101～108mSv/h

1

10-2～105mSv/h（6 号炉）
10-3～104mSv/h（7 号炉）－＊8

重大事故等により変動する可能性がある放射線量率の範囲（5×10-2～
107mSv/h）にわたり監視可能。

－

1

－

－＊8

重大事故等時において使用済燃料プール及びその周辺の状況を監視可能。

－＊ 1：重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ，＊ 2：重要代替監視パラメータ＊ 3：局部出力領域モニタの検出器は 208 個であり，平均出力領域モニタの各チャンネルには，52 個ずつの信号が入力される。
＊ 4：設計基準事故時に想定される原子炉圧力容器の最高圧力に対する飽和温度。
＊ 5：基準点は蒸気乾燥器スカート下端（原子炉圧力容器零レベルより 1224cm），＊ 6：基準点は有効燃料棒上端（原子炉圧力容器零レベルより 905cm），＊ 7：水位は炉心部から発生するボイドを含んでいるため，有効燃料棒頂部を下回ることはない。，＊ 8：重大事故時に使用する設備のため，設計基準事故時は値なし。，＊ 9：T.M.S.L. =東京湾平均海面（つづき）＊10：炉心損傷は，原子炉停止後の経過時間における格納容器内雰囲気放射線レベルの値で判断する。原子炉停止直後に炉心損傷した場合の判断値は約 10Sv/h（経過時間とともに判断値は低くなる）であり，設計基準では炉心損傷しないことからこの値を下回る。
＊11：検出点は 14 箇所，＊12：検出点は 8 箇所

3.15-29

第 3.15－3 表
分類

主要パラメータ

代替パラメータによる主要パラメータの推定＊1

代替パラメータ

代替パラメータ推定方法

原子炉圧力容器内の温度
原子炉圧力容器内の圧力

3.15-30

原子炉圧力容器温度①主要パラメータの他チャンネル②原子炉圧力②原子炉圧力（SA）②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（SA）③残留熱除去系熱交換器入口温度①原子炉圧力容器温度の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②原子炉圧力容器温度の監視が不可能となった場合は，原子炉水位から原子炉圧力容器内が飽和状態にあると想定することで，原子炉圧力より飽和温度／圧力の関係を利用して原子炉圧力容器内の温度を推定する。
また，スクラム後，原子炉水位が有効燃料棒頂部に到達するまでの経過時間より原子炉圧力容器温度を推定する。
③残留熱除去系が運転状態であれば，残留熱除去系熱交換器入口温度により推定する。
推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

原子炉圧力①主要パラメータの他チャンネル②原子炉圧力（SA）③原子炉水位（広帯域）③原子炉水位（燃料域）③原子炉水位（SA）③原子炉圧力容器温度①原子炉圧力の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②原子炉圧力の監視が不可能となった場合は，原子炉圧力（SA）により推定する。
③原子炉水位から原子炉圧力容器内が飽和状態にあると想定することで，原子炉圧力容器温度より飽和温度／圧力の関係を利用して原子炉圧力容器内の圧力を推定する。
推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

原子炉圧力（SA）①原子炉圧力②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（SA）②原子炉圧力容器温度①原子炉圧力（SA）の監視が不可能となった場合は，原子炉圧力により推定する。
②原子炉水位から原子炉圧力容器内が飽和状態にあると想定することで，原子炉圧力容器温度より飽和温度／圧力の関係を利用して原子炉圧力容器内の圧力を推定する。
推定は，原子炉圧力容器内の圧力を直接計測する原子炉圧力を優先する。

（つづき）
分類

原子炉圧力容器内の水位

3.15-31

代替パラメータ＊1

代替パラメータ推定方法

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）①主要パラメータの他チャンネル②原子炉水位（SA）③高圧代替注水系系統流量③復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）③復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）③原子炉隔離時冷却系系統流量③高圧炉心注水系系統流量③残留熱除去系系統流量④原子炉圧力④原子炉圧力（SA）④格納容器内圧力（S/C）①原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域）の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域）の監視が不可能となった場合は，原子炉水位（SA）により推定する。
③高圧代替注水系系統流量，復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量），復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量），原子炉隔離時冷却系系統流量，高圧炉心注水系系統流量，残留熱除去系系統流量のうち機器動作状態にある流量より，崩壊熱による原子炉水位変化量を考慮し，原子炉圧力容器内の水位を推定する。
④原子炉圧力容器への注水により主蒸気配管より上まで注水し，原子炉圧力，原子炉圧力（SA）と格納容器
内圧力（S/C）の差圧から原子炉圧力容器の満水を推定する。
推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

原子炉水位（SA）①原子炉水位（広帯域）①原子炉水位（燃料域）②高圧代替注水系系統流量②復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）②復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）②原子炉隔離時冷却系系統流量②高圧炉心注水系系統流量②残留熱除去系系統流量③原子炉圧力③原子炉圧力（SA）③格納容器内圧力（S/C）①原子炉水位（SA）の水位の監視が不可能となった場合は，原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域）
により推定する。
②高圧代替注水系系統流量，復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量），復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量），原子炉隔離時冷却系系統流量，高圧炉心注水系系統流量，残留熱除去系系統流量のうち機器動作状態にある流量より，崩壊熱による原子炉水位変化量を考慮し，原子炉圧力容器内の水位を推定する。
③原子炉圧力容器への注水により主蒸気配管より上まで注水し，原子炉圧力，原子炉圧力（SA）と格納容器
内圧力（S/C）の差圧から原子炉圧力容器の満水を推定する。
推定は，原子炉圧力容器内の水位を直接計測する原子炉水位を優先する。

主要パラメータ（つづき）
分類

主要パラメータ

代替パラメータ＊1

代替パラメータ推定方法

原子炉圧力容器への注水量

3.15-32
原子炉格納容器への注水量

高圧代替注水系系統流量①復水貯蔵槽水位（SA）②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（SA）①高圧代替注水系系統流量の監視が不可能となった場合は，水源である復水貯蔵槽水位（SA）の変化により注水量を推定する。なお，復水貯蔵槽の補給状況も考慮した上で注水量を推定する。
②注水先の原子炉水位の水位変化により高圧代替注水系系統流量を推定する。
推定は，環境悪化の影響が小さい復水貯蔵槽水位（SA）を優先する。

復水補給水系流量（RHR A 系
代替注水流量）＊
復水補給水系流量（RHR B 系
代替注水流量）①復水貯蔵槽水位（SA）②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（SA）①復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量），復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）の監視が不可能となった場合は，水源である復水貯蔵槽水位（SA）の変化により注水量を推定する。なお，
復水貯蔵槽の補給状況も考慮した上で注水量を推定する。
②注水先の原子炉水位の水位変化により復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量），復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）を推定する。
推定は，環境悪化の影響が小さい復水貯蔵槽水位（SA）を優先する。

原子炉隔離時冷却系系統流量①復水貯蔵槽水位（SA）②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（SA）①原子炉隔離時冷却系系統流量の監視が不可能となった場合は，水源である復水貯蔵槽水位（SA）の変化により注水量を推定する。なお，復水貯蔵槽の補給状況も考慮した上で注水量を推定する。
②注水先の原子炉水位の水位変化により原子炉隔離時冷却系系統流量を推定する。
推定は，環境悪化の影響が小さい復水貯蔵槽水位（SA）を優先する。

高圧炉心注水系系統流量①復水貯蔵槽水位（SA）②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（SA）①高圧炉心注水系系統流量の監視が不可能となった場合は，水源である復水貯蔵槽水位（SA）の変化により注水量を推定する。なお，復水貯蔵槽の補給状況も考慮した上で注水量を推定する。
②注水先の原子炉水位の水位変化により高圧炉心注水系系統流量を推定する。
推定は，環境悪化の影響が小さい復水貯蔵槽水位（SA）を優先する。

残留熱除去系系統流量①サプレッション・チェンバ・プール水位②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（SA）①残留熱除去系系統流量の監視が不可能となった場合は，水源であるサプレッション・チェンバ・プ
ール水位の変化により注水量を推定する。
②注水先の原子炉水位の水位変化により残留熱除去系系統流量を推定する。
推定は，水源であるサプレッション・チェンバ・プール水位を優先する。

復水補給水系流量（RHR B 系
代替注水流量）＊
復水補給水系流量（格納容器
下部注水流量）＊①復水貯蔵槽水位（SA）②格納容器内圧力（D/W）②格納容器内圧力（S/C）②格納容器下部水位①復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量），復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）の監視が不可能となった場合は，水源である復水貯蔵槽水位（SA）の変化により注水量を推定する。なお，
復水貯蔵槽の補給状況も考慮した上で注水量を推定する。
②注水先の格納容器内圧力（D/W）又は格納容器内圧力（S/C）より格納容器への注水量を推定する。
②注水先の格納容器下部水位の変化により復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）を推定する。
推定は，環境悪化の影響が小さい復水貯蔵槽水位（SA）を優先する。

＊代替循環冷却系運転時は「最終ヒートシンクの確保」を参照＊代替循環冷却系運転時は「最終ヒートシンクの確保」を参照

（つづき）
分類

主要パラメータ

代替パラメータ＊1

代替パラメータ推定方法

原子炉格納容器内の温度
原子炉格納容器内の圧力

3.15-33

ドライウェル雰囲気温度①主要パラメータの他チャンネル②格納容器内圧力（D/W）③格納容器内圧力（S/C）①ドライウェル雰囲気温度の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②ドライウェル雰囲気温度の監視が不可能となった場合は，飽和温度／圧力の関係を利用して格
納容器内圧力（D/W）によりドライウェル雰囲気温度を推定する。
③格納容器内圧力（S/C）により，上記②と同様にドライウェル雰囲気温度を推定する。
推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

サプレッション・チェンバ気体温度①サプレッション・チェンバ・プール水温度②格納容器内圧力（S/C）③[サプレッション・チェンバ気体温度]＊2①サプレッション・チェンバ気体温度の監視が不可能となった場合は，サプレッション・チェン
バ・プール水温度によりサプレッション・チェンバ気体温度を推定する。
②飽和温度／圧力の関係を利用して格納容器内圧力（S/C）によりサプレッション・チェンバ気体
温度を推定する。
③監視可能であればサプレッション・チェンバ気体温度（常用計器）により，温度を推定する。
推定は，サプレッション・チェンバ内にあるサプレッション・チェンバ・プール水温度を優先する。

サプレッション・チェンバ・
プール水温度①主要パラメータの他チャンネル②サプレッション・チェンバ気体温度①サプレッション・チェンバ・プール水温度の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②サプレッション・チェンバ・プール水温度の監視が不可能となった場合は，サプレッション・
チェンバ気体温度によりサプレッション・チェンバ・プール水温度を推定する。
推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

格納容器内圧力（D/W）①格納容器内圧力（S/C）②ドライウェル雰囲気温度③[格納容器内圧力（D/W）]＊2①格納容器内圧力（D/W）の圧力の監視が不可能となった場合は，格納容器内圧力（S/C）により推定する。
②飽和温度／圧力の関係を利用してドライウェル雰囲気温度により格納容器内圧力（D/W）を推定する。
③監視可能であれば格納容器内圧力（D/W）（常用計器）により，圧力を推定する。
推定は，真空破壊装置，連通孔及びベント管を介して均圧される格納容器内圧力（S/C）を優先する。

格納容器内圧力（S/C）①格納容器内圧力（D/W）②サプレッション・チェンバ気体温度③[格納容器内圧力（S/C）]＊2①格納容器内圧力（S/C）の圧力の監視が不可能となった場合は，格納容器内圧力（D/W）により推定する。
②飽和温度／圧力の関係を利用してサプレッション・チェンバ気体温度により格納容器内圧力（S/C）を推定する。
③監視可能であれば格納容器内圧力（S/C）（常用計器）により，圧力を推定する。
推定は，真空破壊装置，連通孔及びベント管を介して均圧される格納容器内圧力（D/W）を優先する。

（つづき）
分類

代替パラメータ＊1

代替パラメータ推定方法

サプレッション・チェンバ・プー
ル水位①復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）②復水貯蔵槽水位（SA）③格納容器内圧力（D/W）③格納容器内圧力（S/C）④[サプレッション・チェンバ・プール水位]＊2①サプレッション・チェンバ・プール水位の監視が不可能となった場合は，復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）の注水量により，サプレッション・チェンバ・プール水位を推定する。
②水源である復水貯蔵槽水位の変化により，サプレッション・チェンバ・プール水位を推定する。なお，復水貯蔵槽の補給状況も考慮した上で注水量を推定する。
（上記①，②の推定方法は，注水量及び水源の水位変化から算出した水量が全てサプレッショ
ン・チェンバへ移行する場合を想定しており，サプレッション・チェンバ・プール水位の計測
目的（ウェットウェルベントの操作可否判断（ベントライン高さ-1m：9.1m）を把握すること）
から考えると保守的な評価となることから問題ない。
）③格納容器内圧力（D/W）と格納容器内圧力（S/C）の差圧によりサプレッション・チェンバ・プ
ール水位を推定する。
④監視可能であればサプレッション・チェンバ・プール水位（常用計器）により，水位を推定する。
推定は，注水先に近い復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）を優先する。

格納容器下部水位①主要パラメータの他チャンネル②復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）③復水貯蔵槽水位（SA）①格納容器下部水位の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②格納容器下部水位の監視が不可能となった場合は，復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）の注水量により，格納容器下部水位を推定する。
③水源である復水貯蔵槽水位の変化により，格納容器下部水位を推定する。なお，復水貯蔵槽の補給状況も考慮した上で注水量を推定する。
推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

格納容器内水素濃度①主要パラメータの他チャンネル②格納容器内水素濃度（SA）①格納容器内水素濃度の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②格納容器内水素濃度の監視が不可能となった場合は，格納容器内水素濃度（SA）により推定する。
推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

格納容器内水素濃度（SA）①主要パラメータの他チャンネル②格納容器内水素濃度①格納容器内水素濃度（SA）の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②格納容器内水素濃度（SA）の監視が不可能となった場合は，格納容器内水素濃度により推定する。
推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

原子炉格納容器内の水位

主要パラメータ

3.15-34
原子炉格納容器内の水素濃度

（つづき）
分類

主要パラメータ

代替パラメータ＊1

代替パラメータ推定方法

原子炉格納容器内の放射線量率
未臨界の維持又は監視

3.15-35

格納容器内雰囲気放射線レベル（D/W）①主要パラメータの他チャンネル②[エリア放射線モニタ]＊2①格納容器内雰囲気放射線レベル（D/W）の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②監視可能であれば，エリア放射線モニタ（有効監視パラメータ）の指示値を用いて，原子炉格納容
器内の放射線量率を推定する。
推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

格納容器内雰囲気放射線レベル（S/C）①主要パラメータの他チャンネル②[エリア放射線モニタ]＊2①格納容器内雰囲気放射線レベル（S/C）の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②監視可能であれば，エリア放射線モニタ（有効監視パラメータ）の指示値を用いて，原子炉格納容
器内の放射線量率を推定する。
推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

起動領域モニタ①主要パラメータの他チャンネル②平均出力領域モニタ③[制御棒操作監視系]＊2①起動領域モニタの 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②起動領域モニタの監視が不可能となった場合は，平均出力領域モニタにより推定する。
③制御棒操作監視系（有効監視パラメータ）により全制御棒が挿入状態にあることが確認できる場合
は，未臨界状態の維持を推定する。
推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

平均出力領域モニタ①主要パラメータの他チャンネル②起動領域モニタ③[制御棒操作監視系]＊2①平均出力領域モニタの 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②平均出力領域モニタの監視が不可能となった場合は，起動領域モニタにより推定する。
③制御棒操作監視系（有効監視パラメータ）により全制御棒が挿入状態にあることが確認できる場合
は，未臨界状態の維持を推定する。
推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

[制御棒操作監視系]＊2①起動領域モニタ②平均出力領域モニタ①制御棒操作監視系（有効監視パラメータ）の監視が不可能となった場合は，起動領域モニタにより推定する。
②平均出力領域モニタにより推定する。
推定は，低出力領域を監視する起動領域モニタを優先する。

（つづき）
分類

主要パラメータ

代替パラメータ＊1

代替パラメータ推定方法

代替循環冷却系

最終ヒートシンクの確保

3.15-36

サプレッション・チェンバ・プール
水温度①主要パラメータの他チャンネル②サプレッション・チェンバ気体温度①サプレッション・チェンバ・プール水温度の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネ
ルにより推定する。
②サプレッション・チェンバ・プール水温度の監視が不可能となった場合は，サプレッショ
ン・チェンバ気体温度によりサプレッション・チェンバ・プール水温度を推定する。
推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

復水補給水系温度（代替循環冷却）①サプレッション・チェンバ・プール水温度①復水補給水系温度（代替循環冷却）の監視が不可能となった場合は，熱交換器ユニットの熱交換量評価からサプレッション・チェンバ・プール水温度により推定する。

復水補給水系流量（RHR A 系代替注水
流量）①原子炉水位（広帯域）①原子炉水位（燃料域）①原子炉水位（SA）②原子炉圧力容器温度①復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）の監視が不可能となった場合は，注水先の原
子炉水位の水位変化により復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）を推定する。
②原子炉圧力容器温度により最終ヒートシンクが確保されていることを推定する。
推定は，注水先の原子炉水位を優先する。

復水補給水系流量（RHR B 系代替注水
流量）①復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）①復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）①復水移送ポンプ吐出圧力①格納容器内圧力（S/C）①サプレッション・チェンバ・プール水位②サプレッション・チェンバ・プール水温度②ドライウェル雰囲気温度②サプレッション・チェンバ気体温度①復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）の監視が不可能となった場合は，原子炉圧力容器側の流量計である復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）又は原子炉格納容器下部側の流量計である復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）と復水移送ポンプ吐出圧
力，格納容器内圧力（S/C），サプレッション・チェンバ・プール水位から復水移送ポンプの注水特性から推定した総流量より，原子炉格納容器側への注水量を推定する。
②代替循環冷却系による冷却において，復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）の監視が不可能となった場合は，サプレッション・チェンバ・プール水温度，ドライウェル雰囲
気温度，サプレッション・チェンバ気体温度により最終ヒートシンクが確保されていることを推定する。
推定は，復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量），復水補給水系流量（格納容器下部注水流量），復水移送ポンプ吐出圧力，格納容器内圧力（S/C），サプレッション・チェンバ・プー
ル水位を優先する。

復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）①復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）①復水移送ポンプ吐出圧力①格納容器内圧力（S/C）①サプレッション・チェンバ・プール水位②格納容器下部水位①復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）の監視が不可能となった場合は，原子炉格納容器側の流量計である復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）と復水移送ポンプ吐出
圧力，格納容器内圧力（S/C），サプレッション・チェンバ・プール水位から復水移送ポン
プの注水特性から推定した総流量より，原子炉格納容器下部への注水量を推定する。
②復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）の監視が不可能となった場合は，注水先の格
納容器下部水位の変化により復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）を推定する。
推定は，復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量），復水移送ポンプ吐出圧力，格納容器内
圧力（S/C），サプレッション・チェンバ・プール水位を優先する。

（つづき）
分類

主要パラメータ

代替パラメータ＊1

代替パラメータ推定方法

格納容器圧力逃がし装置
耐圧強化
ベント系

最終ヒートシンクの確保

3.15-37

残留熱除去系

フィルタ装置水位①主要パラメータの他チャンネル①フィルタ装置水位の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。

フィルタ装置入口圧力①格納容器内圧力（D/W）①格納容器内圧力（S/C）①フィルタ装置入口圧力の監視が不可能となった場合は，格納容器内圧力（D/W）又は格納容器
内圧力（S/C）の傾向監視により格納容器圧力逃がし装置の健全性を推定する。

フィルタ装置出口放射線モニタ①主要パラメータの他チャンネル①フィルタ装置出口放射線モニタの 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。

フィルタ装置水素濃度①主要パラメータの他チャンネル②格納容器内水素濃度（SA）①フィルタ装置水素濃度の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②フィルタ装置水素濃度の監視が不可能となった場合は，原子炉格納容器内の水素ガスが格納
容器圧力逃がし装置の配管内を通過することから，格納容器内水素濃度（SA）により推定する。
推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

フィルタ装置金属フィルタ差圧①主要パラメータの他チャンネル①フィルタ装置金属フィルタ差圧の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。

フィルタ装置スクラバ水 pH①フィルタ装置水位①フィルタ装置スクラバ水 pH の監視が不可能となった場合は，フィルタ装置水位によりベント
ガスに含まれる水蒸気の凝縮によるスクラバ水の希釈状況により推定する。

耐圧強化ベント系放射線モニタ①主要パラメータの他チャンネル①耐圧強化ベント系放射線モニタの 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。

フィルタ装置水素濃度①格納容器内水素濃度（SA）①フィルタ装置水素濃度の監視が不可能となった場合は，原子炉格納容器内の水素ガスが耐圧強化ベント系の配管内を通過することから，格納容器内水素濃度（SA）により推定する。

残留熱除去系熱交換器入口温度①原子炉圧力容器温度①サプレッション・チェンバ・プール水温度①残留熱除去系熱交換器入口温度の監視が不可能となった場合は，原子炉圧力容器温度，サプ
レッション・チェンバ・プール水温度により最終ヒートシンクが確保されていることを推定する。

残留熱除去系熱交換器出口温度①残留熱除去系熱交換器入口温度②原子炉補機冷却水系系統流量②残留熱除去系熱交換器入口冷却水流量①残留熱除去系熱交換器出口温度の監視が不可能となった場合は，熱交換器ユニットの熱交換量評価から残留熱除去系熱交換器入口温度により推定する。
②原子炉補機冷却水系系統流量，残留熱除去系熱交換器入口冷却水流量により，最終ヒートシ
ンクが確保されていることを推定する。
推定は，残留熱除去系熱交換器入口温度を優先する。

残留熱除去系系統流量①残留熱除去系ポンプ吐出圧力①残留熱除去系系統流量の監視が不可能となった場合は，残留熱除去系ポンプ吐出圧力から残留熱除去系ポンプの注水特性を用いて，残留熱除去系系統流量が確保されていることを推定する。

（つづき）
分類

原子炉圧力容器内の状態
原子炉格納容器内の状態

格納容器バイパスの監視

3.15-38

代替パラメータ＊1

代替パラメータ推定方法

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）①主要パラメータの他チャンネル②原子炉水位（SA）①原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域）の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域）の監視が不可能となった場合は，原子炉水位（SA）により推定する。
推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

原子炉水位（SA）①原子炉水位（広帯域）①原子炉水位（燃料域）①原子炉水位（SA）の水位の監視が不可能となった場合は，原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域）により推定する。

原子炉圧力①主要パラメータの他チャンネル②原子炉圧力（SA）③原子炉水位（広帯域）③原子炉水位（燃料域）③原子炉水位（SA）③原子炉圧力容器温度①原子炉圧力の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②原子炉圧力の監視が不可能となった場合は，原子炉圧力（SA）により推定する。
③原子炉水位から原子炉圧力容器内が飽和状態にあると想定することで，原子炉圧力容器温度より飽和温度／圧力の関係を利用して原子炉圧力容器内の圧力を推定する。
推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

原子炉圧力（SA）①原子炉圧力②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（SA）②原子炉圧力容器温度①原子炉圧力（SA）の監視が不可能となった場合は，原子炉圧力により推定する。
②原子炉水位から原子炉圧力容器内が飽和状態にあると想定することで，原子炉圧力容器温度より飽和温度／圧力の関係を利用して原子炉圧力容器内の圧力を推定する。
推定は，原子炉圧力容器内の圧力を直接計測する原子炉圧力を優先する。

ドライウェル雰囲気温度①主要パラメータの他チャンネル②格納容器内圧力（D/W）①ドライウェル雰囲気温度の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②ドライウェル雰囲気温度の監視が不可能となった場合は，飽和温度／圧力の関係を利用して格納容器内圧力（D/W）によりドライウェル雰囲気温度を推定する。
推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

格納容器内圧力（D/W）①格納容器内圧力（S/C）②ドライウェル雰囲気温度③[格納容器内圧力（D/W）]＊2①格納容器内圧力（D/W）の圧力の監視が不可能となった場合は，格納容器内圧力（S/C）により推定する。
②飽和温度／圧力の関係を利用してドライウェル雰囲気温度により格納容器内圧力（D/W）を推定する。
③監視可能であれば格納容器内圧力（D/W）（常用計器）により，圧力を推定する。
推定は，真空破壊装置，連通孔及びベント管を介して均圧される格納容器内圧力（S/C）を優先する。

高圧炉心注水系ポンプ吐出圧力①原子炉圧力①原子炉圧力（SA）②[エリア放射線モニタ]＊2①高圧炉心注水系ポンプ吐出圧力の監視が不可能となった場合は，原子炉圧力，原子炉圧力(SA)の低下により格
納容器バイパスの発生を推定する。
②高圧炉心注水系ポンプ吐出圧力の監視が不可能となった場合は，エリア放射線モニタ（有効監視パラメータ）
により格納容器バイパスの発生を推定する。
推定は，原子炉圧力，原子炉圧力（SA）を優先する。

残留熱除去系ポンプ吐出圧力①原子炉圧力①原子炉圧力（SA）②[エリア放射線モニタ]＊2①残留熱除去系ポンプ吐出圧力の監視が不可能となった場合は，原子炉圧力，原子炉圧力(SA)の低下により格納
容器バイパスの発生を推定する。
②残留熱除去系ポンプ吐出圧力の監視が不可能となった場合は，エリア放射線モニタ（有効監視パラメータ）により格納容器バイパスの発生を推定する。
推定は，原子炉圧力，原子炉圧力（SA）を優先する。

主要パラメータ

原子炉建屋内の状態

（つづき）
代替パラメータ＊1

代替パラメータ推定方法

復水貯蔵槽水位（SA）①高圧代替注水系系統流量①復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）①復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）①原子炉隔離時冷却系系統流量①高圧炉心注水系系統流量①復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（SA）②復水移送ポンプ吐出圧力③[復水貯蔵槽水位]＊2①復水貯蔵槽水位（SA）の監視が不可能となった場合は，復水貯蔵槽を水源とするポンプの注水量から，復水貯蔵槽水位（SA）を推定する。なお，復水貯蔵槽の補給状況も考慮した上で水位を推定する。
②注水先の原子炉水位の水位変化により復水貯蔵槽水位（SA）を推定する。なお，復水貯蔵槽の補給状況も考慮した上で水位を推定する。
②復水貯蔵槽を水源とする復水移送ポンプの吐出圧力から復水移送ポンプが正常に動作していることを把握することにより，水源である復水貯蔵槽水位が確保されていることを推定する。
③監視可能であれば復水貯蔵槽水位（常用計器）により，水位を推定する。
推定は，復水貯蔵槽を水源とするポンプの注水量を優先する。

サプレッション・チェンバ・プー
ル水位①復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）①復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）①残留熱除去系系統流量②復水移送ポンプ吐出圧力②残留熱除去系ポンプ吐出圧力③[サプレッション・チェンバ・プール水位]＊2①サプレッション・チェンバ・プール水位の監視が不可能となった場合は，サプレッション・チェ
ンバの水位容量曲線を用いて，原子炉格納容器へ注水する復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）と経過時間より算出した注水量から推定する。また，サプレッション・チェンバの水位容量曲線を用いて，サプレッション・チェンバ・プール水から原子炉圧力容器へ注水する復水補給
水系流量（RHR A 系代替注水流量）又は残留熱除去系系統流量と経過時間より算出した注水量から推定する。
②サプレッション・チェンバ・プールを水源とする復水移送ポンプ，残留熱除去系ポンプの吐出圧力から復水移送ポンプ，残留熱除去系ポンプが正常に動作していることを把握することにより，水源であるサプレッション・チェンバ・プール水位が確保されていることを推定する。
③監視可能であればサプレッション・チェンバ・プール水位（常用計器）により，水位を推定する。
推定は，サプレッション・チェンバ・プールを水源とするポンプの注水量を優先する。

原子炉建屋内の水素濃度

原子炉建屋水素濃度①主要パラメータの他チャンネル②静的触媒式水素再結合器 動作監視装置①原子炉建屋水素濃度の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②原子炉建屋水素濃度の監視が不可能となった場合は，静的触媒式水素再結合器 動作監視装置（静的触媒式水素再結合器入口／出口の差温度により水素濃度を推定）により推定する。
推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度①主要パラメータの他チャンネル②格納容器内雰囲気放射線レベル（D/W）②格納容器内雰囲気放射線レベル（S/C）②格納容器内圧力（D/W）②格納容器内圧力（S/C）①格納容器内酸素濃度の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②格納容器内酸素濃度の監視が不可能となった場合は，格納容器内雰囲気放射線レベル（D/W）又は格納容器内雰囲気放射線レベル（S/C）にて炉心損傷を判断した後，初期酸素濃度と保守的な G 値を入力とした評価結果（解析結果）により格納容器内酸素濃度を推定する。
②格納容器内圧力（D/W）又は格納容器内圧力（S/C）により，格納容器内圧力が正圧であることを確認することで，事故後の原子炉格納容器内への空気（酸素）の流入有無を把握し，水素燃焼の可能性を推定する。
推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

分類

主要パラメータ

水源の確保

3.15-39

（つづき）
分類

使用済燃料プールの監視

3.15-40

主要パラメータ

代替パラメータ＊1

代替パラメータ推定方法

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）①使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）②使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）③使用済燃料貯蔵プール監視カメラ①使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）の監視が不可能となった場合は，使用済燃料貯蔵プ
ール水位・温度（SA）により，水位・温度を推定する。
②使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）にて使用済燃料プールの水位を推定する。
③使用済燃料貯蔵プール監視カメラにより，使用済燃料プールの状態を監視する。
推定は，同じ仕様である使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）を優先する。

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）①使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）②使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）③使用済燃料貯蔵プール監視カメラ①使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）の監視が不可能となった場合は，使用済燃料貯蔵プール
水位・温度（SA 広域）により，水位・温度を推定する。
②使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）にて使用済燃料プールの水位を推定する。
③使用済燃料貯蔵プール監視カメラにより，使用済燃料プールの状態を監視する。
推定は，同じ仕様である使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）を優先する。

使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）①使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）①使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）②使用済燃料貯蔵プール監視カメラ①使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）の監視が不可能となった場合は，使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域），使用済燃料貯蔵プール水位・温度(SA)にて水位を計測した後，水位と放射線量率の関係により放射線量率を推定する。
②使用済燃料貯蔵プール監視カメラにより，使用済燃料プールの状態を監視する。
推定は，使用済燃料プールを直接監視する使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）及び使用済
燃料貯蔵プール水位・温度（SA）を優先する。

使用済燃料貯蔵プール監視カメラ①使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）①使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）①使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）①使用済燃料貯蔵プール監視カメラの監視が不可能となった場合は，使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域），使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA），使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）にて，使用済燃料プールの状態を推定する。

＊1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
＊2：［ ］は有効監視パラメータ又は重要監視パラメータの常用計器（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

第 3.15－4 表 重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いる補助パ
ラメータ
分類
電源

補助パラメータM/C C 電圧M/C D 電圧
M/C E 電圧
P/C C-1 電圧
P/C D-1 電圧
P/C E-1 電圧
P/C C-1 電圧（他号炉）
P/C D-1 電圧（他号炉）
直流 125V 主母線盤 A 電圧
直流 125V 主母線盤 B 電圧
直流 125V 主母線盤 C 電圧
直流 125V 充電器盤 A-2 蓄電池電圧
AM 用直流 125V 充電器盤蓄電池電圧
非常用 D/G 発電機電圧
非常用 D/G 発電機周波数
非常用 D/G 発電機電力
非常用 D/G 発電機電圧（他号炉）
非常用 D/G 発電機周波数（他号炉）
非常用 D/G 発電機電力（他号炉）
第一 GTG 発電機電圧
第一 GTG 発電機周波数
電源車電圧
電源車周波数その他

高圧窒素ガス供給系 ADS 入口圧力
高圧窒素ガス供給系 窒素ガスボンベ出口圧力
ドレンタンク水位
RCW サージタンク水位
原子炉補機冷却水系熱交換器出口冷却水温度

3.15-41

3.15-42
第 3.15－1 図(1)

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータの計装設備概要図（その 1）

原子炉格納容器(RCCV)

原子炉圧力容器(RPV)

㉕
⑳ ⑳ ㉘

ドライウェル(D/W)

⑳㉑

㉓㉒㉒

㉒ ㉔ ㉓㉔

3.15-43

㉟

㊲

㉝

㉟

㉞

㉞
サプレッション・
チェンバ(S/C)

㉜

㉜
㉝

㉖
㊱

⑲

㉗
㉗
㉗

第 3.15－1 図(2)

㊱

⑲

㉙
㉕
㉛
㉛
㉛

㉚

⑲原子炉圧力容器温度⑳原子炉圧力㉑原子炉圧力（SA）㉒原子炉水位（広帯域）㉓原子炉水位（燃料域）㉔原子炉水位（SA）㉕ドライウェル雰囲気温度㉖サプレッション・チェンバ気体温度㉗サプレッション・チェンバ・プール水温度㉘格納容器内圧力（D/W）
㉙格納容器内圧力（S/C）
㉚サプレッション・チェンバ・プール水位㉛格納容器下部水位㉜格納容器内水素濃度㉝格納容器内水素濃度（SA）㉞格納容器内酸素濃度㉟格納容器内雰囲気放射線レベル（D/W）
㊱格納容器内雰囲気放射線レベル（S/C）
㊲起動領域モニタ
平均出力領域モニタ

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータの計装設備概要図（その 2）

電源
車

D/G

GTG

電源
車

非常用高圧母線 6E

動力変圧器

動力変圧器

AM用
動力変圧器

非常用低圧母線 6C-1

MCC 6C-1-7

非常用高圧母線 6D

非常用低圧母線 6D-1

MCC 6C-1-8：ガスタービン発電機

D/G：非常用ディーゼル発電機：配線用遮断器

AM用MCC 6B

MCC 6C-1-5

MCC 6D-1-7

MCC 6D-1-5

MCC 6D-1-8

MCC：モータ・コントロール・センタ

非常用低圧母線 6E-1

MCC 6E-1-3

MCC 6E-1-4

MCC 6D-1-2

※2 ※3

※1

GTG

電源
車

動力変圧器

MCC 6C-1-2

(6C)

(6B)

非常用高圧母線 6C

【凡例】

D/G

D/G

(6A)

※2

3.15-44

(予備)

計装設備

計装設備

計装設備

交流120V中央
制御室計測用
分電盤

交流120V
バイタル
分電盤

計装設備

計装設備

計装設備

計装設備

計装設備

計装設備

可搬型計器

第 3.15－2 図(1)※3※1交流120V
バイタル
電源装置
直流125V
主母線盤

交流120V
バイタル
分電盤
直流125V分電盤

直流125V分電盤

直流125V分電盤

計装設備

直流125V
主母線盤

交流120V
バイタル
分電盤

交流120V
バイタル
分電盤

交流120V
バイタル
電源装置

直流
125V充電器

直流125V
主母線盤

AM用直流125V
主母線盤

交流120V
バイタル
電源装置

中央制御室
計測用電源
切替盤

直流
125V充電器

直流
125V充電器

直流125V
主母線盤

交流120V中央
制御室計測用
分電盤

AM用直流
125V充電器

AM用直流
125V充電器

直流
125V充電器

交流120V
バイタル
電源装置

直流
125V充電器

中央制御室
計測用電源
切替盤

計装設備単線結線図（6 号炉）

計装設備

計装設備

計装設備

電源
車

D/G

GTG

非常用高圧母線 7D

非常用高圧母線 7C：ガスタービン発電機

D/G：非常用ディーゼル発電機

非常用高圧母線 7E

動力変圧器
AM用
動力変圧器

非常用低圧母線 7C-1

3.15-45

※2

※1

動力変圧器

：配線用遮断器

MCC 7D-1-6

MCC 7D-1-4

MCC 7D-1-7

MCC：モータ・コントロール・センタ

非常用低圧母線 7E-1

非常用低圧母線 7D-1

AM用MCC 7B

MCC 7C-1-4

MCC 7C-1-6

MCC 7C-1-7

GTG

電源
車

動力変圧器

MCC 7C-1-3

(7C)

(7B)

電源
車

【凡例】

D/G

D/G

(7A)

MCC 7D-1-3

MCC 7E-1-1A

MCC 7E-1-3

※3
※2

(予備)

計装設備

計装設備

計装設備

交流120V
バイタル分電盤

計装設備

直流125V
主母線盤

直流125V
主母線盤

交流120V
バイタル
分電盤
直流125V分電盤

交流120V
バイタル
電源装置

交流120V中央
制御室計測用
主母線盤

直流125V分電盤

計装設備

交流120V中央
制御室計測用
分電盤

交流120V
バイタル
分電盤

計装設備

計装設備

計装設備

計装設備

計装設備

可搬型計器

第 3.15－2 図(2)※3※1交流120V
バイタル
電源装置
直流125V
主母線盤

交流120V
バイタル
分電盤
直流125V分電盤

直流125V分電盤

計装設備

直流
125V充電器

直流125V
主母線盤

交流120V
バイタル
電源装置

直流
125V充電器

直流
125V充電器

AM用直流
125V充電器

AM用直流
125V充電器

交流120V
バイタル
電源装置

直流
125V充電器

交流120V中央
制御室計測用分電盤

直流125V充電器

交流120V中央
制御室計測用
主母線盤

計装設備単線結線図（7 号炉）

計装設備

計装設備

計装設備

発電所内 発電所外

衛星系回線 無線系回線

無線系回線

衛星系回線

６号炉
コントロール建屋等※

５号炉
原子炉建屋

中央制御室

５号炉
原子炉建屋内緊急時対策所(対策本部)

携帯型音声
呼出電話設備
携帯型音声
呼出電話機

衛星電話設備（常設）

無線連絡設備（常設）

衛星電話設備（常設）

無線系回線

無線連絡設備
（常設）

中央制御室
待避室

衛星系回線

有線系回線

統合原子力防災
ネットワーク（有線系）

無線連絡設備（可搬型）

統合原子力防災
ネットワーク（衛星系）

衛星電話設備（可搬型）

統合原子力防災
ネットワークを用いた通信連絡設備
ＩＰ－電話機ＩＰ－ＦＡＸ

3.15-46

SPDS
表示装置

データ
伝送装置
携帯型音声
呼出電話機

中央制御室等制御盤

緊急時対策支援システム伝送装置

データ伝送設備

テレビ会議システム

衛星無線
通信装置

光ファイバ
通信伝送装置安全パラメータ表示システム(SPDS)(待機場所)
携帯型音声
呼出電話設備
携帯型音声
呼出電話機

携帯型音声
呼出電話機

※:７号炉も同様

第 3.15－3 図

安全パラメータ表示システムによる記録

系統概要図（パラメータ記録時に使用する設備）

3.16

原子炉制御室【59 条】【設置許可基準規則】（原子炉制御室）
第五十九条 第二十六条第一項の規定により設置される原子炉制御室には、重大事故が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な設備を設けなければ
ならない。
（解釈）
１ 第５９条に規定する「運転員がとどまるために必要な設備」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
ａ）原子炉制御室用の電源（空調及び照明等）は、代替交流電源設備からの給電を可能とすること。
ｂ）炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉制御室の居住性について、次の要件を満たすものであること。
① 本規程第３７条の想定する格納容器破損モードのうち、原子炉制御室の運
転員の被ばくの観点から結果が最も厳しくなる事故収束に成功した事故シーケンス（例えば、炉心の著しい損傷の後、格納容器圧力逃がし装置等の格納容器破損防止対策が有効に機能した場合）を想定すること。
② 運転員はマスクの着用を考慮してもよい。ただしその場合は、実施のための体制を整備すること。
③ 交替要員体制を考慮してもよい。ただしその場合は、実施のための体制を整備すること。
④ 判断基準は、運転員の実効線量が7日間で100mSvを超えないこと。
ｃ）原子炉制御室の外側が放射性物質により汚染したような状況下において、原子炉制御室への汚染の持ち込みを防止するため、モニタリング及び作業服の着替え等を行うための区画を設けること。

3.16-1

3.16.1 適合方針
中央制御室には，重大事故が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。
中央制御室の系統概要図を第 3.16－1 図から第 3.16－4 図に示す。
3.16.1.1 重大事故等対処設備(1) 居住性を確保するための設備重大事故が発生した場合における炉心の著しい損傷後の格納容器圧力逃がし装置を作動させる場合に，放出される放射性雲による運転員の被ばくを低減するため，中央制御室内に中央制御室待避室を設ける設計とする。重大事故が発生した場合においても運転員がとどまるための設備として，可搬型蓄電池内蔵
型照明，中央制御室可搬型陽圧化空調機，中央制御室待避室陽圧化装置（空気ボンベ），中央制御室遮蔽，中央制御室待避室遮蔽（常設），中央制御室待避室
遮蔽（可搬型），差圧計及び酸素濃度・二酸化炭素濃度計を設置する設計とする。
a. 換気空調設備及び遮蔽設備
重大事故が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な重大事
故等対処設備として，中央制御室及び中央制御室待避室の運転員を過度の放射線被ばくから防護するために中央制御室可搬型陽圧化空調機を使用する。
中央制御室可搬型陽圧化空調機は，重大事故等時に炉心の著しい損傷が発生した場合において中央制御室を陽圧化することにより，放射性物質を含む
外気が中央制御室に直接流入することを防ぐことができる設計とする。
また，炉心の著しい損傷後の格納容器圧力逃がし装置を作動させる場合に放出される放射性雲通過時において，中央制御室待避室を中央制御室待避室
陽圧化装置（空気ボンベ）で陽圧化することにより，放射性物質が中央制御室待避室に流入することを一定時間完全に防ぐことができる設計とする。
中央制御室遮蔽及び中央制御室待避室遮蔽（常設）は，運転員の被ばくの観点から結果が最も厳しくなる重大事故時に，中央制御室待避室遮蔽（可搬型），中央制御室可搬型陽圧化空調機及び中央制御室待避室陽圧化装置（空気ボンベ）の機能とあいまって，運転員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えない設計とする。
また，全面マスク等の着用及び運転員の交代要員体制を考慮し，その実施のための体制を整備する。
中央制御室可搬型陽圧化空調機は，全交流動力電源喪失時においても常設
代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・中央制御室可搬型陽圧化空調機（6 号及び 7 号炉共用）・中央制御室待避室陽圧化装置（空気ボンベ）（6 号及び 7 号炉共用）・中央制御室遮蔽（6 号及び 7 号炉共用）・中央制御室待避室遮蔽（常設）（6 号及び 7 号炉共用）・中央制御室待避室遮蔽（可搬型）（6 号及び 7 号炉共用）
・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
・可搬型代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
本系統の流路として，中央制御室可搬型陽圧化空調機用仮設ダクト，中央
3.16-2制御室換気空調系ダクト（MCR 外気取入ダクト，MCR 排気ダクト），中央制御室待避室陽圧化装置（配管・弁）及び中央制御室換気空調系給排気隔離弁（MCR
外気取入ダンパ，MCR 非常用外気取入ダンパ，MCR 排気ダンパ）を重大事故等対処設備として使用する。
b.

通信連絡設備重大事故が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な重大事
故等対処設備として，中央制御室待避室に待避した運転員が，5 号炉原子炉
建屋内緊急時対策所と通信連絡を行うため，無線連絡設備（常設）及び衛星電話設備（常設）を使用する。
無線連絡設備（常設）及び衛星電話設備（常設）は，全交流動力電源喪失時においても常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・無線連絡設備（常設）（3.19 通信連絡設備）
・衛星電話設備（常設）（3.19 通信連絡設備）
・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
・可搬型代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）c.

データ表示装置（待避室）
重大事故が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な重大事
故等対処設備として，中央制御室待避室に待避した運転員が，中央制御室待避室の外に出ることなく発電用原子炉施設の主要な計測装置の監視を行うた
めにデータ表示装置（待避室）を設置する。
データ表示装置（待避室）は，全交流動力電源喪失時においても常設代替
交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・データ表示装置（待避室）
・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
・可搬型代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）d.

中央制御室の照明を確保する設備想定される重大事故等時において，設計基準対象施設である中央制御室照明が使用できない場合の重大事故等対処設備として，可搬型蓄電池内蔵型照明を使用する。
可搬型蓄電池内蔵型照明は，全交流動力電源喪失時においても常設代替交
流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・可搬型蓄電池内蔵型照明（6 号及び 7 号炉共用）
・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
・可搬型代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）e.

差圧計，酸素濃度・二酸化炭素濃度計
重大事故が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な重大事
3.16-3

故等対処設備として，コントロール建屋と中央制御室との間が陽圧化に必要な差圧が確保できていること，及びコントロール建屋と中央制御室待避室との間が陽圧化に必要な差圧を確保できていることを把握するため，差圧計を使用する。
また，中央制御室内及び中央制御室待避室内の酸素及び二酸化炭素濃度が活動に支障がない範囲にあることを把握するため，酸素濃度・二酸化炭素濃度計を使用する。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・差圧計
・酸素濃度・二酸化炭素濃度計
その他，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する。
常設代替交流電源設備及び可搬型代替交流電源設備については，「3.14 電源設備」にて記載する。
無線連絡設備（常設）及び衛星電話設備（常設）については，「3.19 通信連絡設備」にて記載する。
(2) 汚染の持ち込みを防止するための設備
重大事故等が発生し，中央制御室の外側が放射性物質により汚染したような状況下において，運転員が中央制御室の外側から中央制御室に放射性物質による汚染を持ち込むことを防止するため，身体サーベイ及び作業服の着替え等を行うための区画を設ける設計とする。身体サーベイの結果，運転員の汚染が確認された場合は，運転員の除染を行うことができる区画を，身体サーベイを行
う区画に隣接して設置する設計とする。また，照明については，乾電池内蔵型
照明により確保できる設計とする。
(3) 運転員の被ばくを低減するための設備
炉心の著しい損傷が発生した場合において，運転員の被ばくを低減するための重大事故等対処設備として，非常用ガス処理系を使用する。
非常用ガス処理系は，非常用ガス処理系排風機，配管・弁類，計測制御装置
等で構成し，非常用ガス処理系排風機により原子炉建屋原子炉区域内を負圧に維持するとともに，原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉区域内に漏えいした
放射性物質を含む気体を主排気筒（内筒）から排気することで，中央制御室の運転員の被ばくを低減することができる設計とする。なお，本系統を使用する
ことにより緊急時対策要員の被ばくを低減することも可能である。
非常用ガス処理系は，非常用交流電源設備に加えて，常設代替交流電源設備
からの給電が可能な設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・非常用ガス処理系排風機
・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
本系統の流路として，非常用ガス処理系の乾燥装置，フィルタ装置，配管及び弁並びに主排気筒（内筒）を重大事故等対処設備として使用する。
その他，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処
設備（設計基準拡張）として使用する。
3.16-4

中央制御室（重大事故等時）の主要設備及び仕様を第 3.16－1 表及び第 3.16－
2 表に示す。
非常用交流電源設備については，「3.14 電源設備」にて記載する。
常設代替交流電源設備については，「3.14 電源設備」にて記載する。

3.16-5

3.16.1.1.1 多様性，位置的分散
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
中央制御室可搬型陽圧化空調機は，中央制御室換気空調系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう独立性を有した設備構成とすることで多様性を有する設計とする。
中央制御室可搬型陽圧化空調機及び中央制御室待避室陽圧化装置（空気ボンべ）
は，コントロール建屋に保管し，中央制御室換気空調設備とは共通要因によって同時に機能を損なわないよう，位置的分散を図る設計とする。
差圧計及び酸素濃度・二酸化炭素濃度計は，中央制御室内及び中央制御室待避室内に分散して保管することで，共通要因によって同時に機能を損なわないよう，
位置的分散を図る設計とする。
可搬型蓄電池内蔵型照明は，遮断器を設けることで中央制御室の非常用照明設
備と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，電気的分離を図る設計とする。
可搬型蓄電池内蔵型照明は，中央制御室の非常用照明設備と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，位置的分散を図る設計とする。
データ表示装置（待避室）は，計測制御設備と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，電気的分離を図る設計とする。
非常用ガス処理系は，非常用交流電源設備に対して多様性を有する常設代替交
流電源設備からの給電により駆動できる設計とする。電源設備の多様性，位置的分散については，「3.14 電源設備」に記載する。
3.16.1.1.2 悪影響防止
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
中央制御室の居住性の確保のために使用する中央制御室遮蔽及び中央制御室待避室遮蔽（常設）は，コントロール建屋と一体のコンクリート構造物とし，倒壊等により他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
中央制御室待避室遮蔽（可搬型），中央制御室可搬型陽圧化空調機，中央制御室
待避室陽圧化装置（空気ボンベ），データ表示装置（待避室），差圧計，酸素濃度・
二酸化炭素濃度計及び可搬型蓄電池内蔵型照明は，他の設備から独立して使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型蓄電池内蔵型照明は，遮断器により，中央制御室の非常用照明と電気的に分離することで，中央制御室の非常用照明に悪影響を及ぼさない設計とする。
中央制御室可搬型陽圧化空調機は，飛散物となって他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
中央制御室可搬型陽圧化空調機，中央制御室待避室陽圧化装置（空気ボンベ），
可搬型蓄電池内蔵型照明，差圧計，酸素濃度・二酸化炭素濃度計は，固定により，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
非常用ガス処理系は，設計基準事故対処設備として使用する場合と同じ系統構
成で，重大事故等対処設備として使用することにより，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
6.10.2.2.3 共用の禁止
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
3.16-6

中央制御室遮蔽及び中央制御室待避室遮蔽（常設）は，重大事故等時において，隣接する 6 号及び 7 号炉の事故対応を一つの中央制御室として共用することによって，プラント状態に応じた運転員の融通により安全性が向上することから，6号及び 7 号炉で共用する設計とする。
3.16.1.1.3 容量等
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
中央制御室可搬型陽圧化空調機は，想定される重大事故等時において中央制御室の居住性を確保するため，運転員の放射線被ばくを防止するとともに中央制御
室内の換気に必要な容量を確保できる設計とする。
中央制御室可搬型陽圧化空調機フィルタユニットは，想定される重大事故等時において中央制御室の居住性を確保するため，運転員を過度の放射線被ばくから防護するために必要な放射性物質の除去効率及び吸着能力を有する設計とする。
中央制御室可搬型陽圧化空調機のフィルタユニットは，必要な容量を有するものを 1 セット 1 台使用する。保有数は，6 号及び 7 号炉それぞれ 1 セット 1 台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 台（6号及び 7 号炉共用）の合計 3 台を保管する設計とする。
中央制御室可搬型陽圧化空調機のブロワユニットは，必要な容量を有するもの
を 1 セット 2 台使用する。保有数は，6 号及び 7 号炉それぞれ 1 セット 2 台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 2 台（6 号及び 7 号炉共用）の合計 6 台を保管する設計とする。
中央制御室待避室陽圧化装置（空気ボンベ）は，想定される重大事故等時において中央制御室待避室の居住性を確保するため，中央制御室待避室を陽圧化することにより，必要な運転員の窒息を防止及び給気ライン以外から中央制御室待避
室内へ外気の流入を一定時間遮断するために必要な容量を有するものを 1 セット
174 本使用する。保有数は，6 号及び 7 号炉共用で 1 セット 174 本に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 20 本以上（6 号及び 7
号炉共用）の合計 194 本以上を保管する。
データ表示装置（待避室）は，中央制御室待避室に待避中の運転員が，発電用原子炉施設の主要な計測装置の監視を行うために必要なデータの伝送及び表示が可能な設計とする。
可搬型蓄電池内蔵型照明は，想定される重大事故等時に，運転員が中央制御室
内で操作可能な照度を確保するために必要な容量を有するものを 1 セット 3 台使用する。保有数は，6 号及び 7 号炉共用で 1 セット 3 台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 台（6 号及び 7 号炉共用）の合計 4 台を保管する設計とする。
差圧計は，中央制御室内とコントロール建屋，中央制御室待避室内とコントロール建屋の居住環境の基準値を上回る範囲を測定できるものを 1 セット 2 個使用する。保有数は，6 号及び 7 号炉共用で 1 セット 2 個に加えて故障時及び保守点
検による待機除外時のバックアップ用として 1 個（6 号及び 7 号炉共用）の合計 3個を保管する設計とする。
酸素濃度・二酸化炭素濃度計は，中央制御室内及び中央制御室待避室内の居住環境の基準値を上回る範囲を測定できるものを，1 セット 3 個使用する。保有数
は，6 号及び 7 号炉共用で 1 セット 3 個に加えて故障時及び保守点検時による待3.16-7

機除外時のバックアップ用として 1 個（6 号及び 7 号炉共用）の合計 4 個を保管する設計とする。
非常用ガス処理系排風機は，設計基準事故対処設備としての仕様が，想定される重大事故等時において，中央制御室の運転員の被ばくを低減できるよう，原子炉建屋原子炉区域内を負圧に維持するとともに，主排気筒（内筒）を通して排気口から放出するために必要な容量に対して十分であるため，設計基準事故対処設
備と同仕様で設計する。
3.16.1.1.4 環境条件等
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
中央制御室遮蔽，中央制御室待避室遮蔽（常設），中央制御室待避室遮蔽（可搬型），中央制御室可搬型陽圧化空調機，データ表示装置（待避室），可搬型蓄電池内蔵型照明，差圧計及び酸素濃度・二酸化炭素濃度計は，コントロール建屋内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
中央制御室待避室陽圧化装置（空気ボンベ）は，コントロール建屋内及び廃棄物処理建屋内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
中央制御室待避室遮蔽（可搬型），中央制御室可搬型陽圧化空調機，中央制御室
待避室陽圧化装置（空気ボンベ），データ表示装置（待避室），可搬型蓄電池内蔵
型照明，差圧計，酸素濃度・二酸化炭素濃度計の接続及び操作は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。
非常用ガス処理系排風機は，原子炉建屋原子炉区域内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
非常用ガス処理系の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室で可能な設計とする。
3.16.1.1.5 操作性の確保
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
中央制御室遮蔽，中央制御室待避室遮蔽（常設）は，コントロール建屋と一体構造とし，重大事故等時において，特段の操作を必要とせず直ちに使用できる設計とする。
中央制御室待避室遮蔽（可搬型）は，中央制御室待避室の均圧室内の壁面に固定して保管することで，重大事故等時において，特段の操作を必要とせずに直ちに使用できる設計とする。
中央制御室可搬型陽圧化空調機，中央制御室待避室陽圧化装置（空気ボンベ），
データ表示装置（待避室），差圧計及び酸素濃度・二酸化炭素濃度計は，通常時に使用する設備ではなく，重大事故等時において，他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。
可搬型蓄電池内蔵型照明は，通常時に使用する設備ではなく，重大事故等時において，他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。
中央制御室可搬型陽圧化空調機は，付属の操作スイッチにより設置場所で操作可能な設計とする。
中央制御室待避室陽圧化装置（空気ボンベ）は，重大事故等時において，現場での弁操作により，通常時の隔離された系統構成から重大事故等対処設備として
3.16-8の系統構成に速やかに切替えが可能な設計とする。
中央制御室換気空調系給排気隔離弁は，電源供給ができない場合においても，現場操作が可能となるように手動操作ハンドルを設け，現場で人力により確実に操作が可能な設計とする。
データ表示装置（待避室）は，通常は，操作を行わずに常時伝送が可能な設計とする。
可搬型蓄電池内蔵型照明は，全交流動力電源喪失時に，内蔵している蓄電池により自動で点灯する設計とする。可搬型蓄電池内蔵型照明は，人力による持ち運びが可能な設計とする。
差圧計は，汎用の接続コネクタを用いて接続することにより，容易かつ確実に接続し，指示を監視することが可能な設計とする。
酸素濃度・二酸化炭素濃度計は，付属の操作スイッチにより設置場所で操作が可能な設計とする。
差圧計及び酸素濃度・二酸化炭素濃度計は，人力による持ち運びが可能な設計とする。
中央制御室可搬型陽圧化空調機，可搬型蓄電池内蔵型照明，差圧計，酸素濃度・
二酸化炭素濃度計は，屋内のアクセスルートを確保できる設計とし，設置場所にて固定できる設計とする。
また，中央制御室待避室陽圧化装置（空気ボンベ）は，設置場所にて固縛等により固定できる設計とする。
非常用ガス処理系は，想定される重大事故等時において，設計基準事故対処設
備として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用し，弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。
非常用ガス処理系は，中央制御室の操作スイッチにより操作が可能な設計とする。
3.16.1.1.6 試験検査
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
中央制御室遮蔽，中央制御室待避室遮蔽（常設），中央制御室待避室遮蔽（可搬型）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に外観の確認が可能な設計とする。
中央制御室可搬型陽圧化空調機，中央制御室待避室陽圧化装置（空気ボンベ），
データ表示装置（待避室），可搬型蓄電池内蔵型照明，差圧計及び酸素濃度・二酸
化炭素濃度計は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び外観の確認が可能な設計とする。
中央制御室可搬型陽圧化空調機は，発電用原子炉の運転中又は停止中に分解又は取替えが可能な設計とする。
非常用ガス処理系は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び漏えいの有無の確認並びに弁の開閉動作の確認が可能な設計とする。
また，非常用ガス処理系排風機は，発電用原子炉の停止中に分解及び外観の確認が可能な設計とする。

3.16-9

第 3.16－1 表中央制御室（重大事故等時）（常設）の設備の主要機器仕様(1) 居住性を確保するための設備
a. 中央制御室遮蔽（6 号及び 7 号炉共用）
厚
さ
以上
材
料
コンクリートb.

中央制御室待避室遮蔽（常設）（6 号及び 7 号炉共用）
厚さ
コンクリート以上
鉛
以上
材
料
コンクリート又は鉛c.

無線連絡設備（常設）
第 3.19－2 表 通信連絡を行うために必要な設備（常設）の主要機器仕様に記載する。

d.

衛星電話設備（常設）
第 3.19－2 表 通信連絡を行うために必要な設備（常設）の主要機器仕様に記載する。

e.

データ表示装置（待避室）
個数

一式(2) 中央制御室の運転員の被ばくを低減するための設備
a. 非常用ガス処理系(a) 非常用ガス処理系排風機
基数
1（予備 1）
系統設計流量
約 2,000m3/h（原子炉区域内空気を 1 日に 0.5 回換気できる量）

3.16-10

第 3.16－2 表中央制御室（重大事故等時）（可搬型）の設備の主要機器仕様(1) 居住性を確保するための設備
a. 中央制御室可搬型陽圧化空調機（6 号及び 7 号炉共用）(a) フィルタユニット
台
数
2（予備 1）
よう素除去効率99.9%以上
粒子除去効率
99.9%以上(b) ブロワユニット
台
数
4（予備 2）
容量
約 1,500m3/h（1 台当たり）b.

中央制御室待避室陽圧化装置（空気ボンベ）（6 号及び 7 号炉共用）(a) 空気ボンベ
本
数174（予備 20 以上）
容量
約 47L/本充填圧力
約 15MPa[gage]c.

中央制御室待避室遮蔽（可搬型）（6 号及び 7 号炉共用）
厚さ30mm 以上
材
料
鉛 相 当

d.

可搬型蓄電池内蔵型照明（6 号及び 7 号炉共用）個
数
3（予備 1）e.

差圧計（6 号及び 7 号炉共用）個
数
2（予備 1）f.

酸素濃度・二酸化炭素濃度計（6 号及び 7 号炉共用）個
数
3（予備 1）

3.16-11

3.16－12
第 3.16－1 図

中央制御室（重大事故等時）系統概要図（居住性を確保するための設備(中央制御室可搬型陽圧化空調機)）

3.16－13
第 3.16－2 図

中央制御室（重大事故等時）系統概略図（居住性を確保するための設備（中央制御室待避室陽圧化装置））

3.16－14
第 3.16－3 図(1) 中央制御室（重大事故等時）系統概略図（運転員の被ばくを低減するための設備）（6 号炉）

3.16－15
第 3.16－3 図(2) 中央制御室（重大事故等時）系統概略図（運転員の被ばくを低減するための設備）（7 号炉）

発電所内 発電所外

無線連絡設備（可搬型）

衛星系回線 無線系回線

無線系回線

衛星系回線

６号炉
コントロール建屋等※

５号炉
原子炉建屋

中央制御室

５号炉
原子炉建屋内緊急時対策所(対策本部)

携帯型音声
呼出電話設備
携帯型音声
呼出電話機

衛星電話設備（常設）

無線連絡設備（常設）

衛星電話設備（常設）

無線連絡設備
（常設）

中央制御室
待避室

統合原子力防災
ネットワークを用いた通信連絡設備
ＩＰ－電話機ＩＰ－ＦＡＸ

3.16－16

データ
表示装置
SPDS
表示装置

緊急時対策支援システム伝送装置

データ伝送設備

中央制御室等
制御盤

テレビ会議システム

衛星無線
通信装置

光ファイバ
通信伝送装置安全パラメータ表示システム(SPDS)(待機場所)
携帯型音声
呼出電話設備
携帯型音声
呼出電話機

携帯型音声
呼出電話機

※:７号炉も同様

第 6.10－4 図

中央制御室（重大事故等時）系統概要図（通信連絡設備等）

有線系回線

統合原子力防災
ネットワーク
（有線系）

データ
伝送装置
携帯型音声
呼出電話機

衛星系回線

無線系回線

統合原子力防災
ネットワーク（衛星系）

衛星電話設備（可搬型）

3.17 監視測定設備【60条】【設置許可基準規則】（監視測定設備）第六十条 発電用原子炉施設には、重大事故等が発生した場合に工場等及びその周辺（工場等の周辺海域を含む。）において発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度及び放射線量を監視し、及び測定し、並びにその結果を記録することができる設備を設けなければならない。
２ 発電用原子炉施設には、重大事故等が発生した場合に工場等において風向、風速その他の気象条件を測定し、及びその結果を記録することができる設備を設けなければならない。
（解釈）
１ 第１項に規定する「発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度及び放射線量を監視し、及び測定し、並びにその結果を記録することができる設備」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
ａ) モニタリング設備は、炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損が発生した場合に放出されると想定される放射性物質の濃度及び放射線量を測定できるもの
であること。
ｂ) 常設モニタリング設備（モニタリングポスト等）が機能喪失しても代替し得る十分な台数のモニタリングカー又は可搬型代替モニタリング設備を配備すること。
ｃ) 常設モニタリング設備は、代替交流電源設備からの給電を可能とすること。

3.17-1

3.17.1 適合方針
重大事故等が発生した場合に発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を含む。）
において発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度及び放射線量を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録するために必要な重大事故等対処設備を保管する。重大事故等が発生した場合に発電所において風向，風速その他の気象条件を測定し，及びその結果を記録するために必要な重大事故等対処設備を保管する。
放射線管理設備（重大事故等時）の保管，設置又は使用場所の概要図を第 3.17－1 図から第 3.17－5 図に示す。
3.17.1.1 重大事故等対処設備(1) 放射性物質の濃度及び放射線量の測定に用いる設備
a. 可搬型モニタリングポストによる放射線量の測定及び代替測定
モニタリング・ポストが機能喪失した場合にその機能を代替する重大事故等対処設備として，可搬型モニタリングポストを使用する。
可搬型モニタリングポストは，重大事故等が発生した場合に，発電所敷地境界付近において，発電用原子炉施設から放出される放射線量を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録できる設計とし，モニタリング・ポストを代替し得る十分な個数を保管する。
また，可搬型モニタリングポストは，重大事故等が発生した場合に，発電所
海側及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所付近等において，発電用原子炉施設から放出される放射線量を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録できる設計とする。
可搬型モニタリングポストの指示値は，無線により伝送し，5 号炉原子炉建
屋内緊急時対策所で監視できる設計とする。可搬型モニタリングポストで測定した放射線量は，電源喪失により保存した記録が失われないよう，電磁的に記録，保存する設計とする。また，記録は必要な容量を保存できる設計とする。
可搬型モニタリングポストの電源は，蓄電池を使用する設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・可搬型モニタリングポスト
b. 可搬型放射線計測器による空気中の放射性物質の濃度の代替測定
放射能観測車のダスト・よう素サンプラ，よう素測定装置又は GM 計数装置
が機能喪失した場合にその機能を代替する重大事故等対処設備として，可搬型
放射線計測器（ダスト・よう素サンプラの代替として可搬型ダスト・よう素サンプラ，よう素測定装置の代替として NaI シンチレーションサーベイメータ，
GM 計数装置の代替として GM 汚染サーベイメータ）を使用する。
可搬型放射線計測器は，重大事故等が発生した場合に，発電所及びその周辺において，発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度（空気中）を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録できるように測定値を表示する設計とし，放射能観測車を代替し得る十分な個数を保管する。
可搬型放射線計測器のうち NaI シンチレーションサーベイメータ及び GM 汚染サーベイメータの電源は，乾電池を使用する設計とし，可搬型ダスト・よう素サンプラの電源は，蓄電池を使用する設計とする。

3.17-2

主要な設備は，以下のとおりとする。
・可搬型放射線計測器（可搬型ダスト・よう素サンプラ，NaI シンチレーシ
ョンサーベイメータ，GM 汚染サーベイメータ）
c. 可搬型放射線計測器等による放射性物質の濃度及び放射線量の測定
重大事故等が発生した場合に，発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を含む。）において，発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度（空気中，水中，土壌中）及び放射線量を測定するための重大事故等対処設備として，可搬型放射線計測器及び小型船舶（海上モニタリング用）を使用する。
可搬型放射線計測器は，重大事故等が発生した場合に，発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を含む。）において，発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度（空気中，水中，土壌中）及び放射線量を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録できるように測定値を表示する設計とする。発電所の周辺海域においては，小型船舶（海上モニタリング用）を用いる設計とする。
可搬型放射線計測器のうち NaI シンチレーションサーベイメータ，GM 汚染サーベイメータ，ZnS シンチレーションサーベイメータ及び電離箱サーベイメー
タの電源は，乾電池を使用する設計とし，可搬型ダスト・よう素サンプラの電源は，蓄電池を使用する設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・可搬型放射線計測器（可搬型ダスト・よう素サンプラ，NaI シンチレーシ
ョンサーベイメータ，GM 汚染サーベイメータ，ZnS シンチレーションサー
ベイメータ，電離箱サーベイメータ）
・小型船舶（海上モニタリング用）
これらの設備は，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損が発生した場合に放出されると想定される放射性物質の濃度及び放射線量を測定できる設計とする。
(2) 風向，風速その他の気象条件の測定に用いる設備
a. 可搬型気象観測装置による気象観測項目の代替測定
気象観測設備が機能喪失した場合にその機能を代替する重大事故等対処設備として，可搬型気象観測装置を使用する。
可搬型気象観測装置は，重大事故等が発生した場合に，発電所において風向，風速その他の気象条件を測定し，及びその結果を記録できる設計とし，気象観測設備を代替し得る十分な個数を保管する。
可搬型気象観測装置の指示値は，無線により伝送し， 5 号炉原子炉建屋内緊
急時対策所で監視できる設計とする。
可搬型気象観測装置で測定した風向，風速その他の気象条件は，電源喪失により保存した記録が失われないよう，電磁的に記録，保存する設計とする。また，記録は必要な容量を保存できる設計とする。
可搬型気象観測装置の電源は，蓄電池を使用する設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・可搬型気象観測装置

3.17-3

(3) モニタリング・ポストの代替交流電源設備
モニタリング・ポストは，常用所内電源に接続しており，常用所内電源が喪失した場合は，代替交流電源設備であるモニタリング・ポスト用発電機から給電できる設計とする。モニタリング・ポスト用発電機は，定期的に燃料を給油することで，モニタリング・ポストでの監視，及び測定，並びに記録を継続できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・モニタリング・ポスト用発電機
放射線管理設備（重大事故等時）の主要機器仕様を第 3.17－1 表に示す。

3.17.1.2 多様性，位置的分散
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
可搬型モニタリングポストは，屋外のモニタリング・ポストと離れた 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所及び屋外の高台保管場所に分散して保管することで，共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
可搬型放射線計測器は，屋外に保管する放射能観測車と離れた 5 号炉原子炉建屋
内緊急時対策所に保管することで，共通要因によって同時に機能を損なわないよう
位置的分散を図る設計とする。
小型船舶（海上モニタリング用）は，予備と分散して屋外の高台保管場所に保管することで，共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
可搬型気象観測装置は，屋外の気象観測設備と離れた屋外の高台保管場所に分散して保管することで，共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
モニタリング・ポスト用発電機は，常用所内電源設備と離れた屋外のモニタリン
グ・ポスト 2，5，8 周辺エリアに設置することで，共通要因によって同時に機能が損なわれないよう位置的分散を図る設計とする。
3.17.1.3 悪影響防止
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
可搬型モニタリングポスト，可搬型放射線計測器，小型船舶（海上モニタリング用）及び可搬型気象観測装置は，他の設備から独立して単独で使用可能とし，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
モニタリング・ポスト用発電機は，通常時は遮断器により切り離し，重大事故等
時に遮断器を投入することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
3.17.1.4 共用の禁止
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
モニタリング・ポスト用発電機は，モニタリング・ポストに給電する設備である
ため，モニタリング・ポストと同様に 6 号及び 7 号炉で共用することで，操作に必要な時間及び要員を減少させて安全性の向上を図る設計とする。

3.17-4

3.17.1.5 容量等
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
可搬型モニタリングポスト及び可搬型放射線計測器は，炉心の著しい損傷及び原
子炉格納容器の破損が発生した場合に放出されると予想される放射性物質の濃度及び放射線量を測定できるよう，「発電用軽水型原子炉施設における事故時の放射線計測に関する審査指針」に定める測定上限値を満足する設計とする。
可搬型モニタリングポストの保有数は，6 号及び 7 号炉共用で，モニタリング・
ポストの機能喪失時の代替としての 9 台，発電所海側等での監視・測定のための 5台，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の加圧判断用としての 1 台と故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 台（6 号及び 7 号炉共用）を保管する。
可搬型放射線計測器のうち可搬型ダスト・よう素サンプラ，NaI シンチレーショ
ンサーベイメータ，GM 汚染サーベイメータ及び電離箱サーベイメータの保有数は，
放射能観測車の代替並びに発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を含む。）において発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度及び放射線量を測定し得る十分な個数として，6 号及び 7 号炉共用で 2 台と故障時及び保守点検による待機
除外時のバックアップ用として 1 台（6 号及び 7 号炉共用）を保管する。可搬型放
射線計測器のうち ZnS シンチレーションサーベイメータの保有数は，発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を含む。）において発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度を測定し得る十分な個数として，6 号及び 7 号炉共用で 1 台と故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 台（6 号及び 7 号炉共用）を保管する。
小型船舶（海上モニタリング用）は，発電所の周辺海域において，発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度及び放射線量の測定を行うために必要な設
備及び要員を積載し得る十分な個数として，6 号及び 7 号炉共用で 1 台と故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 台（6 号及び 7 号炉共用）を保管する。
可搬型気象観測装置は，「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」に定める観測項目を測定できる設計とする。
可搬型気象観測装置の保有数は，気象観測設備が機能喪失しても代替し得る十分な個数として，6 号及び 7 号炉共用で 1 台と故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 台（6 号及び 7 号炉共用）を保管する。
モニタリング・ポスト用発電機は，常用所内電源復旧までの期間，モニタリング・
ポスト 3 台に必要な電力を供給できる容量を有するものを 6 号及び 7 号炉共用で 3台設置する設計とする。
可搬型モニタリングポスト，可搬型ダスト・よう素サンプラ，NaI シンチレーシ
ョンサーベイメータ，GM 汚染サーベイメータ，ZnS シンチレーションサーベイメー
タ，電離箱サーベイメータ及び可搬型気象観測装置の電源は，蓄電池又は乾電池を使用し，予備品と交換することで，重大事故等時の必要な期間測定できる設計とする。
3.17.1.6 環境条件等
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
可搬型モニタリングポストは，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内及び屋外に保3.17-5管し，並びに屋外に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。可搬型モニタリングポストの操作は，重大事故等時において設置場所
で可能な設計とする。
可搬型放射線計測器は， 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に保管し，及び屋内又は屋外で使用し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。可搬型放射線計測器の操作は，重大事故等時において使用場所で可能な設計とする。
小型船舶（海上モニタリング用）は，屋外に保管し，及び屋外で使用し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。また，小型船舶（海上モニタリング用）は，海で使用するため，耐腐食性材料を使用する設計とする。小型船舶（海上モニタリング用）の操作は，重大事故等時において使用場所で可能な設計とする。
可搬型気象観測装置は，屋外に保管し，及び屋外に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。可搬型気象観測装置の操作は，重大事故等時において設置場所で可能な設計とする。
モニタリング・ポスト用発電機は，屋外に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。モニタリング・ポスト用発電機の操作は，重大事故等時において設置場所で可能な設計とする。
3.17.1.7 操作性の確保
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
可搬型モニタリングポスト及び可搬型気象観測装置は，屋内及び屋外のアクセス
ルートを通行し，車両等により運搬することができるとともに，設置場所において，固縛等の転倒防止措置が可能な設計とする。可搬型モニタリングポスト及び可搬型
気象観測装置は，測定器と蓄電池を簡便な接続方式により確実に接続できるとともに，設置場所において，操作スイッチにより操作ができる設計とする。
可搬型放射線計測器は，屋内及び屋外のアクセスルートを通行し，人が携行して使用可能な設計とする。可搬型放射線計測器は，使用場所において，操作スイッチ
により操作ができる設計とする。
小型船舶（海上モニタリング用）は，屋外のアクセスルートを通行し，車両等により運搬することができる設計とする。小型船舶（海上モニタリング用）は，使用場所において，操作スイッチにより起動し，容易に操縦ができる設計とする。
モニタリング・ポスト用発電機は，設置場所において，操作スイッチにより操作ができるとともに，遮断器操作により通常時に使用する系統からの切り替え操作ができる設計とする。
3.17.1.8 試験検査
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
可搬型モニタリングポスト，可搬型放射線計測器のうち NaI シンチレーションサ
ーベイメータ，GM 汚染サーベイメータ，ZnS シンチレーションサーベイメータ及び電離箱サーベイメータ並びに可搬型気象観測装置は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，模擬入力による機能・性能の確認（特性確認）及び校正ができる設計とする。
可搬型放射線計測器のうち可搬型ダスト・よう素サンプラ及び小型船舶（海上モ3.17-6

ニタリング用）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，機能・性能の確認（特性確認）及び外観の確認ができる設計とする。
モニタリング・ポスト用発電機は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，模擬負荷による機能・性能の確認（特性確認）ができる設計とする。また，分解検査が可能な設計とする。

3.17-7

第 3.17－1 表

放射線管理設備（重大事故等時）の主要機器仕様(1) 環境モニタリング設備
a. 固定式モニタリング設備(a) モニタリング・ポスト用発電機（6 号及び 7 号炉共用）
ディーゼルエンジン
個
数
3
使用燃料
軽油
発電機
種
類
3 相同期発電機
容量
約 40kVA/台
力
率
0.8
電
圧
460V
周 波 数
50Hz
b. 移動式モニタリング設備(a) 可搬型モニタリングポスト（6 号及び 7 号炉共用）
種
類
NaI（Tl）シンチレーション
半導体
計測範囲
10～109nGy/h
個数15（予備 1）
伝送方法
無線(b) 可搬型放射線計測器（6 号及び 7 号炉共用）(b-1) 可搬型ダスト・よう素サンプラ個
数2（予備 1）(b-2) NaI シンチレーションサーベイメータ
種
類
NaI（Tl）シンチレーション
計測範囲
0.1～30μGy/h
個数
2（予備 1）(b-3) GM 汚染サーベイメータ
種
類
GM 管
計測範囲
0～100kmin-1個
数2（予備 1）(b-4) ZnS シンチレーションサーベイメータ
種
類
ZnS（Ag）シンチレーション
計測範囲
0～100kmin-1個
数
1（予備 1）(b-5) 電離箱サーベイメータ
種
類
電離箱
計測範囲
0.001～1000mSv/h
個数
2（予備 1）c. 小型船舶（海上モニタリング用）（6 号及び 7 号炉共用）個
数
1（予備 1）d. 可搬型気象観測装置（6 号及び 7 号炉共用）

3.17-8

観測項目
個
数
伝送方法

風向，風速，日射量，放射収支量，雨量1（予備 1）無線

3.17-93.17-10
第 3.17－1 図

可搬型モニタリングポストの保管場所及び設置場所図

3.17-11
第 3.17－2 図

可搬型放射線計測器の保管場所及び使用場所図

3.17-12
第 3.17－3 図

小型船舶（海上モニタリング用）の保管場所及び使用場所図

3.17-13
第 3.17－4 図

可搬型気象観測装置の保管場所及び設置場所図

3.17-14
第 3.17－5 図

モニタリング・ポスト用発電機の設置場所図

3.18

緊急時対策所【61 条】【設置許可基準規則】（緊急時対策所）
第六十一条 第三十四条の規定により設置される緊急時対策所は、重大事故等が発生した場合においても当該重大事故等に対処するための適切な措置が講じられるよう、次に掲げるものでなければならない。
一 重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員がとどまることができる
よう、適切な措置を講じたものであること。
二 重大事故等に対処するために必要な指示ができるよう、重大事故等に対処するために必要な情報を把握できる設備を設けたものであること。
三 発電用原子炉施設の内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行う
ために必要な設備を設けたものであること。
２ 緊急時対策所は、重大事故等に対処するために必要な数の要員を収容することができるものでなければならない。
（解釈）
１ 第１項及び第２項の要件を満たす緊急時対策所とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備を備えたものをいう。
ａ）基準地震動による地震力に対し、免震機能等により、緊急時対策所の機能を喪失しないようにするとともに、基準津波の影響を受けないこと。
ｂ）緊急時対策所と原子炉制御室は共通要因により同時に機能喪失しないこと。
ｃ）緊急時対策所は、代替交流電源からの給電を可能とすること。また、当該代替電源設備を含めて緊急時対策所の電源設備は、多重性又は多様性を有すること。
ｄ）緊急時対策所の居住性が確保されるように、適切な遮蔽設計及び換気設計を行うこと。
ｅ）緊急時対策所の居住性については、次の要件を満たすものであること。
① 想定する放射性物質の放出量等は東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故と同等とすること。
② プルーム通過時等に特別な防護措置を講じる場合を除き、対策要員は緊急時対策所内でのマスクの着用なしとして評価すること。
③ 交替要員体制、安定ヨウ素剤の服用、仮設設備等を考慮してもよい。ただし、その場合は、実施のための体制を整備すること。
④ 判断基準は、対策要員の実効線量が7 日間で100mSv を超えないこと。
ｆ）緊急時対策所の外側が放射性物質により汚染したような状況下において、緊急時対策所への汚染の持ち込みを防止するため、モニタリング及び作業服の着替え等を行うための区画を設けること。
２

第２項に規定する「重大事故等に対処するために必要な数の要員」とは、第１項第１号に規定する「重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員」に加え、少なくとも原子炉格納容器の破損等による工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための対策に対処するために必要な数の要員を含むものとする。

3.18-1

3.18.1 適合方針
緊急時対策所は，重大事故等が発生した場合においても，当該重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員がとどまることができるよう，適切な措置を講じた設計とするとともに，重大事故等に対処するために必要な情報を把握できる設備
及び発電所内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な設備を設置又は保管する。また，重大事故等に対処するために必要な数の要員を収容できる設計とする。
緊急時対策所の系統概要図を第 3.18-1 図から第 3.18-4 図に示す。

3.18-2

3.18.1.1 重大事故等対処設備
緊急時対策所として，対策本部と待機場所から構成する 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所を 5 号炉原子炉建屋付属棟内に設置する。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，重大事故等が発生した場合においても，当該事故等に対処するための適切な措置が講じることができるよう，その機能に係る設備を含め，基準地震動による地震力に対し，機能を損なわない設計とするとともに，基準津波の影響を受けない設計とする。地震及び津波に対しては，「2.1.2 重
大事故等対処施設の耐震設計」及び「2.1.3 重大事故等対処施設の耐津波設計」に基づく設計とする。また，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の機能に係る設備は，
中央制御室との共通要因により同時に機能喪失しないよう，中央制御室に対して独立性を有する設計とするとともに，中央制御室とは離れた位置に設置又は保管する。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員に加え，原子炉格納容器の破損等による発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための対策に対処するために必要な数の要員を含め，重大事故等に対処するために必要な数の要員を収容することができる設計とする。
重大事故等が発生し， 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の外側が放射性物質により汚染したような状況下において，対策要員が 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に放射性物質による汚染を持ち込むことを防止するため，身体サーベイ及び作業服の着替え等を行うための区画を設置する設計とする。身体サーベイの結果，対策要員の汚染が確認された場合は，対策要員の除染を行うことができる区画を，身体サーベイを行う区画に隣接して設置することができるよう考慮する。
(1) 居住性を確保するための設備
重大事故等が発生した場合においても，当該事故等に対処するために必要な指示を行う要員がとどまることができるよう，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の居住性を確保するための設備として，緊急時対策所遮蔽，緊急時対策所換気空調設備，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）高気密室，差圧計，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計，可搬型モニタリングポスト及び可搬型エリアモニタを設ける。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の居住性については，想定する放射性物質の放出量等を福島第一原子力発電所事故と同等とし，かつ，5 号炉原子炉建屋内緊
急時対策所内でのマスクの着用，交替要員体制，安定よう素剤の服用及び仮設設備を考慮しない条件においても，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所にとどまる要員の実効線量が事故後 7 日間で 100mSv を超えない設計とする。
a. 緊急時対策所遮蔽，緊急時対策所換気空調設備
緊急時対策所遮蔽として，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）遮蔽，
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）遮蔽及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）室内遮蔽を設ける。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）遮蔽は，重大事故が発生した場合において，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）高気密室の気密性及び緊急時対策所換気空調設備の機能とあいまって，対策本部にとどまる要員の実
効線量が 7 日間で 100mSv を超えない設計とする。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）遮蔽及び室内遮蔽は，待機場所
3.18-3

の気密性及び緊急時対策所換気空調設備の機能とあいまって，待機場所にとどまる要員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えない設計とする。
緊急時対策所換気空調設備として，対策本部には，可搬型陽圧化空調機，可搬
型外気取入送風機，陽圧化装置（空気ボンベ），二酸化炭素吸収装置及び差圧計を設け，待機場所には，可搬型陽圧化空調機，陽圧化装置（空気ボンベ）及び差圧計を設ける。
対策本部の可搬型陽圧化空調機は，仮設ダクトを用いて高気密室を陽圧化し，放射性物質の侵入を低減できる設計とする。また，陽圧化装置（空気ボンベ）は，
放射性雲通過時において，高気密室を陽圧化し，希ガスを含む放射性物質の侵入を防止できる設計とする。差圧計は，高気密室が陽圧化された状態であることを監視できる設計とする。
二酸化炭素吸収装置は，高気密室内の二酸化炭素を除去することにより，対策要員の窒息を防止する設計とする。
可搬型外気取入送風機は，放射性雲通過後の 5 号炉原子炉建屋付属棟内を換気できる設計とする。
待機場所の可搬型陽圧化空調機は，仮設ダクトを用いて待機場所を陽圧化し，放射性物質の侵入を低減できる設計とする。また，陽圧化装置（空気ボンベ）は，
放射性雲通過時において，待機場所を陽圧化することにより，希ガスを含む放射性物質の侵入を防止できる設計とする。差圧計は，待機場所が陽圧化された状態であることを監視できる設計とする。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所には，重大事故等が発生した場合において対策要員を 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に円滑かつ安全に収容することができるよう，5 号炉原子炉建屋の屋内外と 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所及び 5 号
炉中央制御室との間で通話を行うことが出来る 5 号炉屋外緊急連絡用インターフ
ォンを設置する設計とする。
主要な設備は以下のとおりとする。
・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）遮蔽（6 号及び 7 号炉共用）
・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）高気密室（6 号及び 7 号炉
共用）
・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型陽圧化空調機（6 号及び 7 号炉共用）
・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）陽圧化装置（空気ボンベ）（6 号及び 7 号炉共用）
・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）二酸化炭素吸収装置（6 号及び 7 号炉共用）
・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型外気取入送風機（6号及び 7 号炉共用）・差圧計（対策本部）（6 号及び 7 号炉共用）
・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）遮蔽（6 号及び 7 号炉共用）
・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）室内遮蔽（6 号及び 7 号炉
共用）
・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）可搬型陽圧化空調機（6 号及び 7 号炉共用）
・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）陽圧化装置（空気ボンベ）
3.18-4

（6 号及び 7 号炉共用）・差圧計（待機場所）（6 号及び 7 号炉共用）
・5 号炉屋外緊急連絡用インターフォン（6 号及び 7 号炉共用）
本系統の流路として，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型陽圧化空調機用仮設ダクト，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所陽圧化装置（配管・弁）を重大事故等対処設備として使用する。
b.

酸素及び二酸化炭素濃度の測定設備
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，酸素濃度及び二酸化炭素濃度が活動に支障がない範囲にあることを把握できるよう酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を保管する設計とする。
主要な設備は以下のとおりとする。
・酸素濃度計（対策本部）（6 号及び 7 号炉共用）・二酸化炭素濃度計（対策本部）（6 号及び 7 号炉共用）・酸素濃度計（待機場所）（6 号及び 7 号炉共用）・二酸化炭素濃度計（待機場所）（6 号及び 7 号炉共用）c.

放射線量の測定設備
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所には，室内への希ガス等の放射性物質の侵入を低減又は防止するための確実な判断ができるよう放射線量を監視，測定するため，さらに 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所陽圧化装置による加圧判断のために使用する可搬型エリアモニタ及び可搬型モニタリングポストを保管す
る設計とする。
具体的な設備は以下のとおりとする。
・可搬型エリアモニタ（対策本部）（6 号及び 7 号炉共用）・可搬型エリアモニタ（待機場所）（6 号及び 7 号炉共用）・可搬型モニタリングポスト（6 号及び 7 号炉共用）(2) 重大事故等に対処するために必要な指示及び通信連絡に関わる設備
a. 必要な情報を把握できる設備
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所には，重大事故等が発生した場合においても当該事故等に対処するために必要な指示ができるよう，重大事故等に対処するために必要な情報を把握できる設備として，データ伝送装置，緊急時対策支援システム伝送装置及び SPDS 表示装置で構成する安全パラメータ表示システム（SPDS）を設置する。
安全パラメータ表示システム（SPDS）は，重大事故等に対処するために必要な情報を中央制御室内の運転員を介さずに 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所において把握できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・安全パラメータ表示システム（SPDS）（緊急時対策支援システム伝送装置
及び SPDS 表示装置は 6 号及び 7 号炉共用）（10.12 通信連絡設備）b.

通信連絡設備5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所には，重大事故等が発生した場合において
3.18-5

も発電所の内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うための設備として，無線連絡設備，衛星電話設備及び統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備を設置及び保管する。対策本部と待機場所との間で必要な通信連絡を行うための設備として携帯型音声呼出電話設備を保管する。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・衛星電話設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.12 通信連絡設備）
・無線連絡設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.12 通信連絡設備）
・統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.12 通信連絡設備）
・携帯型音声呼出電話設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.12 通信連絡設備）(3) 代替電源設備からの給電
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，全交流動力電源が喪失した場合に，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備からの給電が可能な設計とする。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備は，１台で 5 号炉原子炉建
屋内緊急時対策所に給電するために必要な容量を有するものを，燃料補給時の切替えを考慮して，2 台を１セットとして使用することに加え，予備を 3 台保管することで，多重性を有する設計とする。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備の燃料は，燃料補給設備である軽油タンク及びタンクローリ（4kL）により補給できる設計とする。なお，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備は，放射性雲が通過時において，燃料を補給せずに運転できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備（6 号及び 7 号炉共用）・負荷変圧器（6 号及び 7 号炉共用）
・交流分電盤（6 号及び 7 号炉共用）・可搬ケーブル（6 号及び 7 号炉共用）
・燃料補給設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）
燃料補給設備については，「10.2 代替電源設備」に記載する。
衛星電話設備，無線連絡設備，携帯型音声呼出電話設備及び原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備については，「10.12 通信連絡設備」に記載する。
緊急時対策所の重大事故等対処設備の主要仕様を第 3.18－1 表に示す。

3.18-6

3.18.1.1.1 多様性，多重性，独立性及び位置的分散
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の対策本部は，中央制御室から独立した 5 号炉
原子炉建屋及びそれと一体の遮蔽並びに換気空調設備として，可搬型陽圧化空調機，
陽圧化装置（空気ボンベ），二酸化炭素吸収装置及び可搬型外気取入送風機，差圧計，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計及び可搬型エリアモニタを有し，換気空調設備の電源を 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備から給電できる設計とする。待機場所は，中央制御室から独立した 5 号炉原子炉建屋及びそれと一体の遮蔽及び室内遮蔽並びに換気空調設備として，可搬型陽圧化空調機及び陽圧化装置（空気ボンベ），差圧計，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計及び可搬型エリアモニタを有し，換気空調設備の電源を 5 号原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備から給電できる設計とする。これらは中央制御室に対して独立性を有した設備により居住性を確保できる設計とする。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所，対策本部の遮蔽，高気密室，可搬型陽圧化空
調機，陽圧化装置（空気ボンベ），二酸化炭素吸収装置，可搬型外気取入送風機，差圧計，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計及び可搬型エリアモニタ並びに待機場所の遮蔽，室内遮蔽，可搬型陽圧化空調機及び陽圧化装置（空気ボンベ），差圧計，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計及び可搬型エリアモニタは，中央制御室とは離れた 5号炉原子炉建屋に保管及び設置することで，共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備は，6 号及び 7 号炉原子炉建
屋内に設置する非常用交流電源設備とは離れた建屋の屋外に保管することで共通要因によって同時に機能を損なわないよう，位置的分散を図る設計とする。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備は，中央制御室の電源である
非常用交流電源設備と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，電源の冷却方式を空冷式とすることで多様性を有する設計とする。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備は，１台で 5 号炉原子炉建屋
内緊急時対策所に給電するために必要な容量を有するものを，燃料補給時の切替えを考慮して，2 台を１セットとして使用することに加え，予備を 3 台保管すること
で，多重性を有する設計とする。
3.18.1.1.2 悪影響防止
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
対策本部の遮蔽及び待機場所の遮蔽は，5 号炉原子炉建屋と一体のコンクリート
構造物とし，倒壊等により他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。待機場所の室内遮蔽は，建屋床面に設置する鋼構造物とし，倒壊等により他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
対策本部の可搬型陽圧化空調機，陽圧化装置（空気ボンベ）及び可搬型外気取入
送風機並びに待機場所の可搬型陽圧化空調機及び陽圧化装置（空気ボンベ）は，通常時に接続先の系統と分離された状態であること及び重大事故等時は重大事故等対処設備として系統構成ができることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
対策本部の二酸化炭素吸収装置，差圧計，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計及び可搬型エリアモニタ並びに待機場所の差圧計，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計，可搬
3.18-7

型エリアモニタは，他の設備から独立して使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
また，対策本部の可搬型陽圧化空調機，陽圧化装置（空気ボンベ），二酸化炭素吸収装置及び可搬型外気取入送風機並びに待機場所の可搬型陽圧化空調機及び陽圧化装置（空気ボンベ）は，固縛等実施することで他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
対策本部の可搬型陽圧化空調機，可搬型外気取入送風機及び二酸化炭素吸収装置
並びに待機場所の可搬型陽圧化空調機は，飛散物となって他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
また 5 号炉屋外緊急連絡用インターフォンは，単独の設備構成として設置することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備，負荷変圧器，交流分電盤及び可搬ケーブルは，通常時は遮断器により他の設備から切り離すことで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備，負荷変圧器，交流分電盤及び可搬ケーブルは，固縛等実施することで他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
3.18.1.1.3 共用の禁止
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，事故対応において 6 号及び 7 号炉双方のプ
ラント状況を考慮した指揮命令を行う必要があるため，対策本部及び待機場所を共用化し，事故収束に必要な緊急時対策所遮蔽，緊急時対策所換気空調設備，重大事故等に対処するために必要な情報を把握できる設備等を設置する。共用により必要な情報（相互のプラント状況，運転員の対応状況等）を共用・考慮しながら，総合的な管理（事故処置を含む。）を行うことで，安全性の向上が図れることから，6号及び 7 号炉で共用する設計とする。各設備は，共用により悪影響を及ぼさないよう，号炉の区分けなく使用できる設計とする。
3.18.1.1.4 容量等
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，想定される重大事故等時において，重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員に加え，原子炉格納容器の破損等による発電所外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な対策を行う要員として，対策本部に最大 86 名，待機場所に最大 98 名を収容することで，合計 184 名を収容できる設計とする。また，対策要員等が 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に 7 日間とどまり重大事故等に対処するために必要な数量の放射線管理用資機材や食料等を配備できる設計とする。
対策本部の可搬型陽圧化空調機は，対策要員の放射線被ばくを低減及び防止するとともに，高気密室内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度を活動に支障がない範囲に維持するために必要な換気容量を有する設計とする。保有数は，6 号及び 7 号炉共用
で 1 セット 1 台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 台（6 号及び 7 号炉共用）の合計 2 台を保管する設計とする。
対策本部の可搬型外気取入送風機は，必要な換気容量を有するもの 1 セット 2 台
3.18-8

使用する。保有数は，6 号及び 7 号炉共用で 1 セット 2 台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 台（6 号及び 7 号炉共用）の合
計 3 台を保管する。
対策本部の陽圧化装置（空気ボンベ）は，重大事故時において対策本部の居住性を確保するため，高気密室を陽圧化し，高気密室内へ希ガスを含む放射性物質の侵入を防止するとともに，酸素濃度及び二酸化炭素濃度を活動に支障がない範囲に維持するために必要な容量に加え，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップを考慮し，123 本を保管する。
対策本部の二酸化炭素吸収装置は，重大事故時に陽圧化装置（空気ボンベ）により高気密室を陽圧化する場合において，対策要員等が二酸化炭素濃度の増加により窒息することを防止できる処理容量を有する設計とする。保有数は，6 号及び 7 号
炉共用で 1 台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 台（6 号及び 7 号炉共用）の合計 2 台を設置する設計とする。
待機場所の可搬型陽圧化空調機は，対策要員の放射線被ばくを低減及び防止するとともに，待機場所内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度を活動に支障がない範囲に維持するために必要な換気容量を有する設計とする。保有数は，6 号及び 7 号炉共用
で 1 セット 2 台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 台（6 号及び 7 号炉共用）の合計 3 台を保管する設計とする。
待機場所の陽圧化装置（空気ボンベ）は，重大事故時において待機場所の居住性を確保するため，待機場所を陽圧化し，待機場所へ希ガスを含む放射性物質の侵入を防止するとともに，酸素濃度及び二酸化炭素濃度を活動に支障がない範囲に維持するために必要な容量に加え，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップを考慮し，1,792 本を保管する。
酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計は，高気密室及び待機場所の酸素濃度及び二酸
化炭素濃度が活動に支障がない範囲範囲内であることの測定が可能なものを，対策本部及び待機場所それぞれで 1 台使用する。保有数は，6 号及び 7 号炉共用で対策
本部及び待機場所それぞれ 1 台に加え，故障時及び保守点検時による待機除外時のバックアップ用として 1 台（6 号及び 7 号炉共用，対策本部と待機場所で共用）の合計 3 台を保管する。
差圧計は，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の陽圧化された室内と周辺エリアとの差圧範囲を監視できるものを，対策本部及び待機場所それぞれで 1 台使用する。
保有数は，6 号及び 7 号炉共用で対策本部及び待機場所それぞれ 1 台に加え，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 台（6 号及び 7 号炉共用，対策本部と待機場所で共用）の合計 3 台を保管する。
可搬型エリアモニタは，重大事故時において，対策本部内及び待機場所内の放射線量の監視に必要な測定範囲を有するものを，対策本部及び待機場所それぞれで 1台使用する。保有数は，6 号及び 7 号炉共用で対策本部及び待機場所それぞれ 1 台に加え，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 台（6 号及び 7 号炉共用，対策本部と待機場所で共用）の合計 3 台を保管する。
5 号炉屋外緊急連絡用インターフォンは，対策要員が 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所と屋外現場等のアクセスを円滑かつ安全に行うことができるようにするため，5 号炉原子炉建屋屋外に 3 台設置する。また 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）と 5 号炉中央制御室にそれぞれに 1 台ずつ合計 2 台設置する設計とする。
3.18-9

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備は，1 台で 5 号炉原子炉建屋
内緊急時対策所に給電するために必要な容量を有するものを，補給時の切替えを考慮し，2 台を 1 セットとして使用する。保有数は，6 号及び 7 号炉共用で 1 セット 2台に加え，故障対応時及び保守点検時のバックアップ用として 3 台の合計 5 台を保管する。
3.18.1.1.5 環境条件等
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
対策本部の遮蔽及び待機場所の遮蔽は 5 号炉原子炉建屋と一体設置した屋外設備
であり，重大事故等時の環境条件を考慮した設計とする。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備及び 5 号炉屋外緊急連絡用インターフォン（子機）は，屋外に保管及び設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。操作は，設置場所で可能な設計とする。
対策本部の高気密室，可搬型陽圧化空調機，陽圧化装置（空気ボンベ），二酸化炭素吸収装置，可搬型外気取入送風機，差圧計，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計及び可搬型エリアモニタ，待機場所の室内遮蔽，可搬型陽圧化空調機，陽圧化装置（空気ボンベ），差圧計，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計及び可搬型エリアモニタ並びに負荷変圧器，交流分電盤及び可搬ケーブル並びに 5 号炉屋外緊急連絡用インターフォン（親機）は，5 号炉原子炉建屋内に設置又は保管し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。可搬型陽圧化空調機，陽圧化装置（空気ボンベ），二酸化炭素吸収装置，可搬型外気取入送風機差圧計，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計，可搬型エリアモニタ及び負荷変圧器の操作は，設置場所で可能な設計とする。
5 号炉屋外緊急連絡用インターフォンは，屋外及び屋内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。また，操作は，設置場所で操作可能な設計とする。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備は，屋外に保管及び設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。操作は，設置場所で操作可能な設計とする。
3.18.1.1.6 操作性の確保
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
対策本部の換気空調設備である可搬型陽圧化空調機，陽圧化装置（空気ボンベ），
二酸化炭素吸収装置及び可搬型外気取入送風機及び差圧計並びに待機場所の換気空調設備である可搬型陽圧化空調機，陽圧化装置（空気ボンベ），及び差圧計は，
設計基準対象施設と兼用せず，他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。
可搬型陽圧化空調機は，付属の操作スイッチにより，設置場所での操作が可能な設計とする。可搬型陽圧化空調機は，対策本部又は待機場所近傍に保管することで，速やかに対策本部の高気密室又は待機場所を陽圧化できる設計とする。可搬型陽圧化空調機と接続口との接続は簡便な接続とし，一般的な工具を用いて容易かつ確実に接続できる設計とする。
陽圧化装置（空気ボンベ）は，対策本部又は待機場所近傍に保管し，設置場所及3.18-10

び対策本部内又は待機場所内での弁の手動操作により，速やかに対策本部の高気密室又は待機場所を陽圧化できる設計とする。
二酸化炭素吸収装置は，付属の操作スイッチにより，設置場所での操作が可能な設計とする。
可搬型外気取入送風機は，付属の操作スイッチにより，設置場所での操作が可能な設計とする。可搬型外気取入送風機は，人力により持ち運びが可能な設計とするとともに，設置場所にて固定等が可能な設計とする。
可搬型外気取入送風機と仮設ダクトの接続については，簡便な接続とし，一般的に使用される工具を用いて容易かつ確実に接続することができる設計とする。
差圧計の接続は，簡便な接続とし，容易かつ確実に接続でき，指示を監視できる設計とする。差圧計は，人力により容易に持ち運びが可能な設計とする。
酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計は，想定される重大事故等時において，設計基
準対処施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。酸素濃度計は及び二酸化炭素計は，人力により容易に持ち運びが可能な設計とするとともに，付属の操作スイッチにより，使用場所で操作が可能な設計とする。
可搬型エリアモニタは，設計基準対象施設と兼用せず，他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。可搬型エリアモニタは，人力により容易に持ち運びが可能な設計とするとともに，設置場所にて固定等が可能な設計とする。可搬型エリアモニタは，付属の操作スイッチにより，設置場所で操作が可能な設計とする。
5 号炉屋外緊急連絡用インターフォンのうち，屋外に設置するインターフォンは，
付属の操作スイッチにより容易かつ確実に通話可能な設計とする。また，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）及び 5 号中央制御室に設置するインターフォ
ンは一般的な据置型電話機と同様の構造を有し，受話器部分を持ち上げることで屋外のインターフォンと容易かつ確実に通話可能な設計とする。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備，負荷変圧器，交流分電盤及び可搬ケーブルは，設計基準対象施設と兼用せず，他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備は，付属の操作スイッチにより，設置場所で使用するための操作が可能な設計とする。
負荷変圧器は遮断器を切替えることにより，給電の切替えが可能な設計とする。
可搬ケーブルは，人力による持ち運びが可能な設計とする。
3.18.1.1.7 試験検査
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
対策本部の遮蔽並びに待機場所の遮蔽及び室内遮蔽は，発電用原子炉の運転中又は停止中に外観の確認が可能な設計とする。
対策本部の高気密室，可搬型陽圧化空調機，可搬型外気取入送風機，陽圧化装置（空気ボンベ）及び二酸化炭素吸収装置並びに待機場所の可搬型陽圧化空調機及び陽圧化装置（空気ボンベ）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能検査
及び外観の確認が可能な設計とする。
差圧計，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計は，機能・性能の確認（特性の確認）
及び校正が可能なように，標準器等による模擬入力ができる設計とする。
可搬型エリアモニタは，校正用線源による機能・性能の確認（特性の確認）及び
3.18-11

校正ができる設計とする。
5 号炉屋外緊急連絡用インターフォンは，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能検査及び外観の確認が可能な設計とする。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備，負荷変圧器，交流分電盤及び可搬ケーブルは，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能検査及び外観の確認が可能な設計とする。

3.18-12

第 3.18－1 表

緊急時対策所の重大事故等対処設備の主要仕様(1) 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）
a. 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）高気密室（6 号及び 7 号炉共用）
個
数
1
b. 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）遮蔽（6 号及び 7 号炉共用）
厚
さ
mm 以上
材
料
コンクリートc. 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型陽圧化空調機（6 号及び 7 号炉共用）台
数
1（予備 1）
容量600m3/h/台
効率
高性能フィルタ
99.9%以上
活性炭フィルタ
99.9%以上
d. 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型外気取入送風機（6 号及び 7 号炉共用）台
数2(予備 1)
風量600m３/h/台
e. 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）陽圧化装置（空気ボンベ）（6号及び 7 号炉共用）
台
数
123
容
量
47L／本
充填圧力
15MPa
f. 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）二酸化炭素吸収装置（6 号及び 7 号炉共用）台
数
1(予備 1)
風量m3/h/台
吸収剤能力m３/kg
g. 差圧計（対策本部）（6 号及び 7 号炉共用）個
数
1（予備 1※1）
h. 酸素濃度計（対策本部）（6 号及び 7 号炉共用）個
数
1（予備 1※1）
測定範囲
0～100%
i. 二酸化炭素濃度計（対策本部）（6 号及び 7 号炉共用）個
数
1（予備 1※1）
測定範囲
0～10,000ppm
j. 可搬型エリアモニタ（対策本部）（6 号及び 7 号炉共用）
種
類
半導体
計測範囲
0.001～99.9mSv/h
個数
1（予備 1※1）
k. 5 号炉屋外緊急連絡用インターフォン（6 号及び 7 号炉共用）
個数
1式※1 「待機場所」と兼用
3.18-13

※2 「対策本部」と兼用(2) 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）
a. 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）遮蔽（6 号及び 7 号炉共用）
厚
さ
mm 以上
材
料
コンクリートb. 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）室内遮蔽（6 号及び 7 号炉共
用）
厚
さ
mm 以上
材
料
鉄，鉛等
c. 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）可搬型陽圧化空調機（6 号及び 7 号炉共用）台
数
2（予備 1※）
容量600m3/h/台
効率
高性能フィルタ
99.9%以上
活性炭フィルタ
99.9%以上※対策本部と共用
d. 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）陽圧化装置（空気ボンベ）（6号及び 7 号炉共用）
台
数
1,792
容
量
47L／本
充填圧力
15MPa
e. 差圧計（待機場所）（6 号及び 7 号炉共用）個
数
1（予備 1※2）
f. 酸素濃度計（待機場所）（6 号及び 7 号炉共用）個
数
1（予備 1※2）
測定範囲0～100%
g 二酸化炭素濃度計（待機場所）（6 号及び 7 号炉共用）個
数
1（予備 1※2）
測定範囲
0～10,000ppm
h. 可搬型エリアモニタ（待機場所）（6 号及び 7 号炉共用）
種
類
半導体
計測範囲
0.001～99.9mSv/h
個数
1（予備 1※2）※1 「待機場所」と兼用※2 「対策本部」と兼用(3) 電源設備
a. 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備（6 号及び 7 号炉共用）
エンジン個
数
2 （予備 3）
使用燃料
軽油
発電機
3.18-14

個
数
種
類
容
量
力
率
電
圧
周 波 数

2 （予備 3）
横軸回転界磁 3 相同期発電機
約 200kVA/台
0.8
440V
50Hz

3.18-15

緊急時対策所（対策本部）遮蔽

中央制御室換気
空調系給気ダクト

DPI

差圧計

可搬型
エリアモニタ

酸素
濃度計

二酸化炭素
濃度計

建屋内へ排気屋外

二酸化炭素吸収材

中央制御室換気
空調系排気ダクト

二酸化炭素吸収装置

高気密室

第 3.18－1 図

緊急時対策所（対策本部）
陽圧化装置（空気ボンベ）

緊急時対策所（重大事故等時）系統概略図（陽圧化装置（空気ボンベ）（対策本部））

3.18-16

緊急時対策所（対策本部）遮蔽

DPI

差圧計

中央制御室換気
空調系給気ダクト
可搬型
エリアモニタ

酸素
濃度計

二酸化炭素
濃度計

チャコール・フィルタ
高性能フィルタ

建屋内の空気可搬型陽圧化空調機
可搬型
外気取入送風機

建屋内の空気建屋内へ排気二酸化炭素吸収材
屋外

中央制御室換気
空調系排気ダクト

二酸化炭素吸収装置

高気密室
緊急時対策所（対策本部）
陽圧化装置（空気ボンベ）

第 3.18－2 図

緊急時対策所（重大事故等時）系統概略図（可搬型陽圧化空調機（対策本部））
3.18-17

緊急時対策所（待機場所）遮蔽

中央制御室換気
空調系排気ダクト

可搬型
エリアモニタ

酸素
濃度計

二酸化炭素
濃度計

中央制御室換気
空調系給気ダクト

DPI
差圧計

緊急時対策所（待機場所）
陽圧化装置（空気ボンベ）

第 3.18－3 図

緊急時対策所（重大事故等時）系統概略図（陽圧化装置（空気ボンベ）（待機場所））
3.18-18

緊急時対策所（待機場所）遮蔽

中央制御室換気
空調系排気ダクト

可搬型
エリアモニタ
DPI

酸素
濃度計

二酸化炭素
濃度計

中央制御室換気
空調系給気ダクト

差圧計

チャコール・フィルタ
高性能フィルタ

建屋内の空気
可搬型陽圧化空調機

建屋内の空気
高性能フィルタチャコール・フィルタ

緊急時対策所（待機場所）

第 3.18－4 図

緊急時対策所（待機場所）
陽圧化装置（空気ボンベ）

緊急時対策所（重大事故等時）系統概略図（可搬型陽圧化空調機（待機場所））

3.18-19

3.19 通信連絡を行うために必要な設備【62 条】【設置許可基準規則】（通信連絡を行うために必要な設備）
第六十二条 発電用原子炉施設には、重大事故等が発生した場合において当該発電用原子炉施設の内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な設備を設けなければならない。
（解釈）
１ 第６２条に規定する「発電用原子炉施設の内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な設備」とは、以下に掲げる措置又はこれと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
ａ）通信連絡設備は、代替電源設備（電池等の予備電源設備を含む。）からの給電を可能とすること。

3.19-1

3.19.1
適合方針
重大事故等が発生した場合において，発電所の内外の通信連絡をする必要のある
場所と通信連絡を行うために必要な通信連絡設備を設置又は保管する。
通信連絡設備の系統概要図を第 3.19-1 図に示す。
3.19.1.1
重大事故等対処設備(1) 発電所内の通信連絡を行うための設備
重大事故等が発生した場合において，発電所内の通信連絡をする必要のある場
所と通信連絡を行うための通信連絡設備（発電所内），5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所へ重大事故等に対処するために必要なデータを伝送できる安全パラメー
タ表示システム（SPDS）及び計測等を行った特に重要なパラメータを発電所内の必要な場所で共有するための通信連絡設備（発電所内）を設ける。
a.

通信連絡設備（発電所内）重大事故等が発生した場合において，発電所内の通信連絡をする必要のある
場所と通信連絡を行うための通信連絡設備（発電所内）として，衛星電話設備，
無線連絡設備及び携帯型音声呼出電話設備を設置又は保管する設計とする。
衛星電話設備のうち衛星電話設備（可搬型）及び無線連絡設備のうち無線連絡設備（可搬型）は，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に保管する設計とする。
携帯型音声呼出電話設備は，中央制御室及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策
所内に保管する設計とする。
衛星電話設備のうち衛星電話設備（常設）及び無線連絡設備のうち無線連絡設備（常設）は，中央制御室及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置し，屋外に設置したアンテナと接続することにより，屋内で使用できる設計とする。
また，衛星電話設備及び無線連絡設備のうち中央制御室内に設置する衛星電話設備（常設）及び無線連絡設備（常設）は，中央制御室待避室においても使用できる設計とする。
衛星電話設備及び無線連絡設備のうち中央制御室内に設置する衛星電話設
備（常設）及び無線連絡設備（常設）は，非常用交流電源設備に加えて，全交
流動力電源が喪失した場合においても，代替電源設備である常設代替交流電源
設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
衛星電話設備及び無線連絡設備のうち 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置する衛星電話設備（常設）及び無線連絡設備（常設）は，非常用交流電
源設備に加えて，全交流動力電源が喪失した場合においても，代替電源設備である 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備からの給電が可能な設計とする。
衛星電話設備のうち衛星電話設備（可搬型），無線連絡設備のうち無線連絡設備（可搬型）及び携帯型音声呼出電話設備は，充電式電池又は乾電池を使用する設計とする。
充電式電池を用いるものについては，別の端末と交換することにより 7 日間
以上継続して通話を可能とし，使用後の充電式電池は，中央制御室又は 5 号炉
原子炉建屋内緊急時対策所の電源から充電することができる設計とする。また，乾電池を用いるものについては，予備の乾電池と交換することにより，7 日間
3.19-2

以上継続して通話ができる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・衛星電話設備（常設）（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置するもの
は 6 号及び 7 号炉共用）
・衛星電話設備（可搬型）（6 号及び 7 号炉共用）
・無線連絡設備（常設）（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置するもの
は 6 号及び 7 号炉共用）
・無線連絡設備（可搬型）（6 号及び 7 号炉共用）
・携帯型音声呼出電話設備（携帯型音声呼出電話機）（5 号炉原子炉建屋内緊
急時対策所内に設置するものは 6 号及び 7 号炉共用）
・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
・可搬型代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.18 緊急時対策所）
その他，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処
設備（設計基準拡張）として使用する。
b.

安全パラメータ表示システム（SPDS）
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所へ重大事故等に対処するために必要なデータを伝送するための設備として，データ伝送装置，緊急時対策支援システム伝送装置及び SPDS 表示装置で構成する安全パラメータ表示システム（SPDS）を設置する設計とする。
安全パラメータ表示システム（SPDS）のうちデータ伝送装置は，コントロー
ル建屋内に設置し，緊急時対策支援システム伝送装置及び SPDS 表示装置は，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置する設計とする。
安全パラメータ表示システム（SPDS）のうちデータ伝送装置は，非常用交流
電源設備に加えて，全交流動力電源が喪失した場合においても，代替電源設備
である常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
安全パラメータ表示システム（SPDS）のうち緊急時対策支援システム伝送装
置及び SPDS 表示装置は，非常用交流電源設備に加えて，全交流動力電源が喪失した場合においても，代替電源設備である 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
用可搬型電源設備からの給電が可能な設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・安全パラメータ表示システム（SPDS）（データ伝送装置，緊急時対策支援シ
ステム伝送装置及び SPDS 表示装置）（緊急時対策支援システム伝送装置及び SPDS 表示装置は 6 号及び 7 号炉共用）
・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
・可搬型代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.18 緊急時対策所）
その他，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処
設備（設計基準拡張）として使用する。

3.19-3

c.

計測等を行った特に重要なパラメータを発電所内の必要な場所で共有する
通信連絡設備（発電所内）重大事故等が発生した場合に計測等を行った特に重要なパラメータを発電
所内の必要な場所で共有する通信連絡設備（発電所内）は，「(1) a. 通信連絡設備（発電所内）」と同じである。

(2) 発電所外との通信連絡を行うための設備
重大事故等が発生した場合において，発電所外（社内外）の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な通信連絡設備（発電所外），発電所
内から発電所外の緊急時対策支援システム（ERSS）等へ必要なデータを伝送できるデータ伝送設備及び計測等を行った特に重要なパラメータを発電所外の必要な場所で共有するための通信連絡設備（発電所外）を設ける。
a.

通信連絡設備（発電所外）
重大事故等が発生した場合において，発電所外（社内外）の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うための通信連絡設備（発電所外）として，衛星電話設備及び統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備を設置又は保管する設計とする。
衛星電話設備は，「(1) a.通信連絡設備（発電所内）」と同じである。
統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備は，5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所内に設置する設計とする。
統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備は，非常用交流電源設備に加えて，全交流動力電源が喪失した場合においても，代替電源設備である 5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備からの給電が可能な設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・衛星電話設備（常設）（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置するものは 6 号及び 7 号炉共用）
・衛星電話設備（可搬型）（6 号及び 7 号炉共用）
・統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備（テレビ会議システ
ム，IP-電話機及び IP-FAX）（6 号及び 7 号炉共用）
・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
・可搬型代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.14 電源設備）
・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（3.18 緊急時対策所）
その他，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処
設備（設計基準拡張）として使用する。

b.

データ伝送設備
重大事故等が発生した場合において，発電所内から発電所外の緊急時対策支援システム（ERSS）等へ必要なデータを伝送できる設備として，緊急時対策支援システム伝送装置で構成するデータ伝送設備を設置する設計とする。
データ伝送設備は，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置する設計とする。なお，データ伝送設備を構成する緊急時対策支援システム伝送装置は，
3.19-4

「(1)b.安全パラメータ表示システム（SPDS）」と同じである。
c.

計測等を行った特に重要なパラメータを発電所外の必要な場所で共有する
通信連絡設備（発電所外）
重大事故等が発生した場合に計測等を行った特に重要なパラメータを発電
所外の必要な場所で共有する通信連絡設備（発電所外）は，「(2) a. 通信連絡設備（発電所外）」と同じである。

緊急時対策支援システム（ERSS）等へのデータ伝送の機能に係る設備及び 5 号炉
原子炉建屋内緊急時対策所の通信連絡機能に係る設備としての安全パラメータ表示システム（SPDS），データ伝送設備，無線連絡設備，携帯型音声呼出電話設備，衛星電話設備及び統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備については，固縛又は転倒防止処置を講じる等，基準地震動による地震力に対し，機能喪失しない設計とする。
通信連絡を行うために必要な設備の主要設備及び仕様を第 3.19－1 表及び第3.19－2 表に示す。
非常用交流電源設備，常設代替交流電源設備及び可搬型代替交流電源設備については，「3.14 電源設備」に記載する。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備については，「3.18 緊急時対策所」に記載する。
非常用交流電源設備は，設計基準事故対処設備であるとともに，重大事故等時においても使用するため，「2.3 重大事故等対処設備の基本設計方針」のうち，多様性，位置的分散等を除く設計方針を適用する。非常用交流電源設備については「3.14電源設備」にて記載する。

3.19-5

3.19.1.1.1 多様性，位置的分散
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
無線連絡設備のうち無線連絡設備（常設）及び衛星電話設備のうち衛星電話設備（常設）の電源は，送受話器及び電力保安通信用電話設備と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，常設代替交流電源設備若しくは可搬型代替交流電源設備
及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備からの給電により使用することで，非常用交流電源設備及び充電器（蓄電池）からの給電により使用する送受話器及び電力保安通信用電話設備に対して多様性を有する設計とする。また，無線連絡設備（常設）及び衛星電話設備（常設）は，中央制御室及び 5 号炉原子炉建
屋内緊急時対策所内に設置することで，送受話器及び電力保安通信用電話設備と共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
携帯型音声呼出電話設備の電源は，送受話器及び電力保安通信用電話設備と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，乾電池等を使用することで，非常用交流電源設備及び充電器（蓄電池）からの給電により使用する送受話器及び電力保安
通信用電話設備に対して多様性を有する設計とする。また，携帯型音声呼出電話設
備は，中央制御室及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に保管することで，送受話器及び電力保安通信用電話設備と共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
無線連絡設備のうち無線連絡設備（可搬型）及び衛星電話設備のうち衛星電話設
備（可搬型）の電源は，送受話器及び電力保安通信用電話設備と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，充電式電池を使用することで，非常用交流電源設備
及び充電器（蓄電池）からの給電により使用する送受話器及び電力保安通信用電話設備に対して多様性を有する設計とする。また，無線連絡設備（可搬型）及び衛星電話設備（可搬型）は，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に保管することで，送受話器及び電力保安通信用電話設備と共通要因によって同時に機能を損なわない
よう位置的分散を図る設計とする。
無線連絡設備，衛星電話設備及び携帯型音声呼出電話設備は，それぞれ異なる通信方式を使用し，共通要因によって同時に機能を損なわないよう多様性を有する設計とする。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置する統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備の電源は，テレビ会議システム，専用電話設備及び衛星電話設備（社内向）と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所用可搬型電源設備からの給電により使用することで，非常用交流電源
設備及び乾電池からの給電により使用するテレビ会議システム，専用電話設備及び衛星電話設備（社内向）に対して多様性を有する設計とする。
コントロール建屋及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置する安全パラ
メータ表示システム（SPDS）及びデータ伝送設備の電源は，常設代替交流電源設備
若しくは可搬型代替交流電源設備及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型
電源設備からの給電により使用することで，非常用交流電源設備に対して多様性を有する設計とする。
電源設備の多様性，位置的分散については「3.14 電源設備」及び「3.18 緊急時対策所」にて記載する。

3.19-6

3.19.1.1.2 悪影響防止
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
無線連絡設備のうち無線連絡設備（常設），衛星電話設備のうち衛星電話設備（常設），携帯型音声呼出電話設備，統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設
備，安全パラメータ表示システム（SPDS）及びデータ伝送設備は，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用すること
で，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
無線連絡設備のうち無線連絡設備（可搬型）及び衛星電話設備のうち衛星電話設
備（可搬型）は，他の設備と独立して使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

3.19-7

3.19.1.1.3 共用の禁止
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置する無線連絡設備（常設），5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置する衛星電話設備（常設），統合原子力防災ネット
ワークを用いた通信連絡設備，安全パラメータ表示システム（SPDS）及びデータ伝送設備は，号炉の区分けなく通信連絡することで，必要な情報（相互のプラント状
況，運転員の対応状況等）を共有・考慮しながら，総合的な管理（事故処置を含む。）
を行うことができ，安全性の向上が図れることから，6 号及び 7 号炉で共用する設計とする。
また，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置する無線連絡設備（常設），5 号
炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置する衛星電話設備（常設），統合原子力防災
ネットワークを用いた通信連絡設備，安全パラメータ表示システム（SPDS）及びデータ伝送設備は，共用により悪影響を及ぼさないよう，6 号及び 7 号炉に必要な容量を確保するとともに，号炉の区分けなく通信連絡が可能な設計とする。
3.19.1.1.4 容量等
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
携帯型音声呼出電話設備は，想定される重大事故等時において，発電所内の建屋内で必要な通信連絡を行うために必要な個数を保管する設計とする。保有数は，6号及び 7 号炉で重大事故等に対処するために必要な個数と故障時及び保守点検時のバックアップ用を加え，一式（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置するものは 6 号及び 7 号炉共用）を保管する設計とする。
無線連絡設備のうち無線連絡設備（常設）は，想定される重大事故等時において，発電所内の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な個数を設置する設計とする。
無線連絡設備のうち無線連絡設備（可搬型）は，想定される重大事故等時において，発電所内の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な個数を保管する設計とする。保有数は，6 号及び 7 号炉で重大事故等に対処するために必要な個数と故障時及び保守点検時のバックアップ用を加え，一式（6 号及び 7 号
炉共用）を保管する設計とする。
衛星電話設備のうち衛星電話設備（常設）は，想定される重大事故等時において，発電所内及び発電所外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な個数を設置する設計とする。
衛星電話設備のうち衛星電話設備（可搬型）は，想定される重大事故等時において，発電所内及び発電所外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な個数を保管する設計とする。保有数は，6 号及び 7 号炉で重大事故等に対処するために必要な個数と故障時及び保守点検時のバックアップ用を加え，一式（6号及び 7 号炉共用）を保管する設計とする。
安全パラメータ表示システム（SPDS）は，想定される重大事故等時において，発電所内の通信連絡をする必要のある場所に必要なデータ量を伝送することができる設計とする。
統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備は，想定される重大事故等時において，発電所外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な個数を設置する設計とする。
3.19-8

データ伝送設備は，想定される重大事故等時において，発電所外の通信連絡をする必要のある場所に必要なデータ量を伝送することができる設計とする。
3.19.1.1.5 環境条件等
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
携帯型音声呼出電話設備は，中央制御室及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に保管し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
携帯型音声呼出電話設備は，想定される重大事故等時において，発電所内の建屋内で使用し，操作は使用場所で可能な設計とする。
無線連絡設備のうち無線連絡設備（常設）及び衛星電話設備のうち衛星電話設備（常設）は，中央制御室及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
無線連絡設備のうち無線連絡設備（常設）及び衛星電話設備のうち衛星電話設備（常設）の操作は，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
無線連絡設備のうち無線連絡設備（可搬型）及び衛星電話設備のうち衛星電話設
備（可搬型）は，発電所内の屋外で使用し，操作は使用場所で可能な設計とする。
安全パラメータ表示システム（SPDS）のうちデータ伝送装置は，コントロール建
屋内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
データ伝送装置は，想定される重大事故等時に操作を行う必要がない設計とする。
安全パラメータ表示システム（SPDS）のうち緊急時対策支援システム伝送装置は，
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置し，想定される重大事故等時における環
境条件を考慮した設計とする。緊急時対策支援システム伝送装置は，想定される重大事故等時に操作を行う必要がない設計とする。
安全パラメータ表示システム（SPDS）のうち SPDS 表示装置は，5 号炉原子炉建屋
内緊急時対策所内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。SPDS 表示装置の操作は，想定される重大事故等時において，設置場所
で可能な設計とする。
統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備は，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備の操作は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。
データ伝送設備は，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。データ伝送設備は，想定される重大事故等時に操作を行う必要がない設計とする。
3.19.1.1.6 操作性の確保
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
衛星電話設備のうち衛星電話設備（常設），無線連絡設備のうち無線連絡設備（常設）及び統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備は，想定される重大事
故等時において，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とし，付属の操作スイッチにより，設置場所で操作が可能な設計とする。
無線連絡設備のうち無線連絡設備（常設）は，中央制御室待避室で使用する場合，
3.19-9

切替スイッチを操作することにより，速やかに切り替えられる設計とする。
衛星電話設備のうち衛星電話設備（可搬型），無線連絡設備のうち無線連絡設備（可搬型）及び携帯型音声呼出電話設備は，想定される重大事故等時において，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とし，人が携行して移動し，付属の操作スイッチにより，使用場所で操作が可能な設計とする。
携帯型音声呼出電話設備は，端末である携帯型音声呼出電話機と中継用ケーブル
ドラム及び専用接続箱内の端子の接続を簡便な端子接続とし，接続規格を統一する
ことにより，使用場所において確実に接続できる設計とする。また、乾電池等の交換も含め容易に操作ができるとともに，通信連絡をする必要のある場所と確実に通信連絡が可能な設計とする。
安全パラメータ表示システム（SPDS）及びデータ伝送設備は，想定される重大事
故等時において，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。
安全パラメータ表示システム（SPDS）のうちデータ伝送装置，安全パラメータ表示システム（SPDS）のうち緊急時対策支援システム伝送装置及びデータ伝送設備は，常時伝送を行うため，通常操作を必要としない設計とする。
安全パラメータ表示システム（SPDS）のうち SPDS 表示装置は，付属の操作スイッチにより 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内で操作が可能な設計とする。
3.19.1.1.7 試験検査
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
無線連絡設備，衛星電話設備，携帯型音声呼出電話設備，安全パラメータ表示システム（SPDS），統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備及びデータ伝送設備は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，機能・性能及び外観の確認が可能な設計とする。

3.19-10

第 3.19－1 表

通信連絡を行うために必要な設備（常設）の主要機器仕様(1) 無線連絡設備
無線連絡設備（常設）（6 号及び 7 号炉共用）兼用する設備は以下のとおり。
・緊急時対策所（通常運転時等）
・緊急時対策所（重大事故等時）・通信連絡設備（通常運転時等）
使用回線
無線系回線
個
数
一式
無線連絡設備（常設）兼用する設備は以下のとおり。
・中央制御室（重大事故等時）・通信連絡設備（通常運転時等）
使用回線
無線系回線
個
数
一式
(2) 衛星電話設備
衛星電話設備（常設）（6 号及び 7 号炉共用）兼用する設備は以下のとおり。
・緊急時対策所（通常運転時等）
・緊急時対策所（重大事故等時）・通信連絡設備（通常運転時等）
使用回線
衛星系回線
個
数
一式
衛星電話設備（常設）兼用する設備は以下のとおり。
・中央制御室（重大事故等時）・通信連絡設備（通常運転時等）
使用回線
衛星系回線
個
数
一式
(3) 安全パラメータ表示システム（SPDS）
兼用する設備は以下のとおり。
・計装設備（重大事故等対処設備）
・緊急時対策所（通常運転時等）
・緊急時対策所（重大事故等時）・通信連絡設備（通常運転時等）
a. データ伝送装置
使用回線
有線系回線及び無線系回線個
数一式
b. 緊急時対策支援システム伝送装置（6 号及び 7 号炉共用）
使用回線
有線系回線及び無線系回線
個
数一式
c. SPDS 表示装置（6 号及び 7 号炉共用）個
数一式
3.19-11

(4) 統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備（6 号及び 7 号炉共用）兼用する設備は以下のとおり。
・緊急時対策所（通常運転時等）
・緊急時対策所（重大事故等時）・通信連絡設備（通常運転時等）
a. テレビ会議システム（6 号及び 7 号炉共用）
使用回線
有線系回線及び衛星系回線
個
数一式
b. IP－電話機（6 号及び 7 号炉共用）
使用回線
有線系回線及び衛星系回線
個
数一式
c. IP－FAX（6 号及び 7 号炉共用）
使用回線
有線系回線及び衛星系回線個
数一式(5) データ伝送設備（6 号及び 7 号炉共用）兼用する設備は以下のとおり。
・通信連絡設備（通常運転時等）
a. 緊急時対策支援システム伝送装置（6 号及び 7 号炉共用）
使用回線
有線系回線及び衛星系回線個
数一式

3.19-12

第 3.19－2 表

通信連絡を行うために必要な設備（可搬型）の主要機器仕様(1) 携帯型音声呼出電話設備（6 号及び 7 号炉共用）兼用する設備は以下のとおり。
・緊急時対策所（通常運転時等）
・緊急時対策所（重大事故等時）・通信連絡設備（通常運転時等）
a. 携帯型音声呼出電話機（6 号及び 7 号炉共用）
使用回線
有線系回線
個
数
一式
(2) 携帯型音声呼出電話設備
兼用する設備は以下のとおり。
・通信連絡設備（通常運転時等）
a. 携帯型音声呼出電話機
使用回線
有線系回線
個
数
一式
(3) 無線連絡設備
無線連絡設備（可搬型）（6 号及び 7 号炉共用）兼用する設備は以下のとおり。
・緊急時対策所（通常運転時等）
・緊急時対策所（重大事故等時）・通信連絡設備（通常運転時等）
使用回線
無線系回線
個
数
一式
(4) 衛星電話設備
衛星電話設備（可搬型）（6 号及び 7 号炉共用）兼用する設備は以下のとおり。
・緊急時対策所（通常運転時等）
・緊急時対策所（重大事故等時）・通信連絡設備（通常運転時等）
使用回線
衛星系回線
個
数
一式

3.19-13

発電所内 発電所外

無線連絡設備（可搬型）

衛星系回線 無線系回線

無線系回線

衛星系回線

６号炉
コントロール建屋等※

５号炉
原子炉建屋

中央制御室

５号炉
原子炉建屋内緊急時対策所(対策本部)

携帯型音声
呼出電話設備
携帯型音声
呼出電話機

衛星電話設備（常設）

無線連絡設備（常設）

衛星電話設備
（常設）

衛星系回線

無線系回線

無線連絡設備
（常設）

中央制御室
待避室

統合原子力防災
ネットワーク（衛星系）

衛星電話設備（可搬型）

統合原子力防災
ネットワークを用いた通信連絡設備
ＩＰ－電話機3.19-14

ＩＰ－ＦＡＸ

SPDS
表示装置

携帯型音声
呼出電話機

中央制御室等制御盤

緊急時対策支援システム伝送装置

データ伝送設備
安全パラメータ表示システム(SPDS)(待機場所)
携帯型音声
呼出電話設備
携帯型音声
呼出電話機

携帯型音声
呼出電話機

※:７号炉も同様

第 3.19－1 図

通信連絡設備系統概要図

衛星無線
通信装置

光ファイバ
通信伝送装置

有線系回線

統合原子力防災
ネットワーク
（有線系）

データ
伝送装置

テレビ会議システム

3.20 原子炉圧力容器
3.20.1 重大事故等対処設備
原子炉圧力容器（炉心支持構造物を含む。）については，重大事故に至るおそれのある事故時において，重大事故等対処設備としてその健全性を確保できる設計とする。
また，炉心支持構造物については，重大事故に至るおそれのある事故時において，原子炉冷却材の流路が確保されるよう，炉心形状を維持する設計とする。
原子炉圧力容器（重大事故等時）の主要仕様を第 3.20－1 表に示す。
3.20.1.1 悪影響防止
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
原子炉圧力容器は，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
3.20.1.2
環境条件等
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
原子炉圧力容器は，原子炉格納容器内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
重大事故等対処設備による原子炉圧力容器への注水は，淡水だけでなく海水も使用するが，可能な限り淡水を優先し，海水通水を短期間とすることで，設備への影響を考慮する。
3.20.1.3 試験検査
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
原子炉圧力容器は，通常の系統構成により，発電用原子炉の運転中又は停止中に
機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。また，発電用原子炉の停止中に内部の確認が可能な設計とする。

第 3.20－1 表 原子炉圧力容器（重大事故等時）主要仕様
最高使用圧力最高使用温度
材
料

母

材

内

張

8.62MPa［gage］
302℃
JIS G 3120（圧力容器用調質型マンガン・モリブデン鋼及びマンガン・モリブテン・
ニッケル鋼鋼板 2 種）及び JIS G 3204（圧力容器用調質型合金鋼鍛鋼品）
ステンレス鋼及び高ニッケル合金

3.20-1

3.21 原子炉格納容器
3.21.1 重大事故等対処設備
原子炉格納容器は，想定される重大事故等時において，設計基準対象施設としての最高使用圧力及び最高使用温度を超える可能性があるが，設計基準対象施設としての最高使用圧力の 2 倍の圧力及び 200℃の温度以下で閉じ込め機能を損なわない設計とする。
また，原子炉格納容器内に設置される真空破壊装置は，想定される重大事故等時において，ドライウェル圧力がサプレッション・チェンバ圧力より低下した場合に圧力差により自動的に働き，サプレッション・チェンバのプール水逆流並びにドラ
イウェルとサプレッション・チェンバの差圧によるダイヤフラム・フロア及び原子炉圧力容器基礎の破損を防止できる設計とする。
原子炉格納容器（重大事故等時）の主要仕様を第 3.21－1 表に示す。
3.21.1.1 悪影響防止
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
原子炉格納容器は，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することにより，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
3.21.1.2
環境条件等
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
原子炉格納容器は，原子炉区域内に設置し，想定される重大事故等時における環
境条件を考慮した設計とする。また，原子炉格納容器は，想定される重大事故等時における原子炉格納容器の閉じ込め機能を損なわないよう，原子炉格納容器内の環境条件を考慮した設計とする。
重大事故等対処設備による原子炉圧力容器への注水，ドライウェル内及びサプレッション・チェンバ内へのスプレイ並びに原子炉格納容器下部への注水は，淡水だ
けでなく海水も使用するが，可能な限り淡水を優先し，海水通水を短期間とすることで，設備への影響を考慮する。
3.21.1.3 試験検査
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
原子炉格納容器は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。また，発電用原子炉の停止中に内部の確認が可能な設計とする。

3.21-1

第 3.21－1 表 原子炉格納容器（重大事故等時）主要仕様
形
式
最高使用圧力最高使用温度

圧力抑制形
310kPa[gage]
約 620kPa[gage]（重大事故等時における使用時の値）
ドライウェル
171℃
サプレッション・チェンバ 104℃

材

料
本 体
鋼製ライナ
ドライウェル・ヘッド

鉄筋コンクリート
炭素鋼及びステンレス鋼
炭素鋼

3.21-2

3.22 燃料貯蔵設備
3.22.1 重大事故等対処設備
使用済燃料プールは，使用済燃料プールの冷却機能喪失又は注水機能が喪失し，又は使用済燃料プール水の小規模な漏えいが発生した場合において，燃料の貯蔵機能を確保する設計とする。また，使用済燃料プールに接続する配管の破損等により，使用済燃料プールディフューザ配管からサイフォン現象によるプール水の漏えいが発生した場合に，漏えいの継続を防止するため，ディフューザ配管上部にサイフォンブレーク孔を設ける設計とする。
使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，又は使用済燃料プールからの水の漏えいその他の要因により使用済燃料プールの水位が低下した場合及び使用済燃料プールからの大量の水の漏えいその他の要因により使用済燃料プールの水位が異常に低下した場合に，臨界にならないよう配慮した使用済燃料貯蔵ラックの形状により臨界を防止できる設計とする。
使用済燃料プール（重大事故等時）の主要仕様を第 3.22－1 表に示す。
3.22.1.1 悪影響防止
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
使用済燃料プールは，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
3.22.1.2
環境条件等
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
使用済燃料プールは，原子炉建屋原子炉区域内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
燃料プール代替注水系による使用済燃料プールへの注水は，淡水だけでなく海水も使用するが，可能な限り淡水を優先し，海水通水を短期間とすることで，設備への影響を考慮する。
3.22.1.3 試験検査
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
使用済燃料プールは，漏えいの有無等の確認が可能な設計とする。

第 3.22－1 表 使用済燃料プール（重大事故等時）主要仕様
(1) 種

類

(2) 貯蔵能力ステンレス鋼内張りプール形（ラック貯蔵方式）
6 号炉：6 号炉全炉心の約 390%相当分
7 号炉：7 号炉全炉心の約 390%相当分

3.22-1

3.23 非常用取水設備
3.23.1 重大事故等対処設備
非常用取水設備の海水貯留堰，スクリーン室，取水路，補機冷却用海水取水路及び補機冷却用海水取水槽は，想定される重大事故等時において，設計基準事故対処
設備の一部を流路として使用することから，流路に係る機能について重大事故等対処設備としての設計を行う。
非常用取水設備（重大事故等時）の主要仕様を第 3.23−1 表に示す。
3.23.1.1 悪影響防止
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
海水貯留堰，スクリーン室，取水路，補機冷却用海水取水路及び補機冷却用海水
取水槽は，通常時の系統構成を変えることなく重大事故等対処設備としての系統構
成をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
3.23.1.2
共用の禁止
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
非常用取水設備である海水貯留堰，スクリーン室及び取水路は，共用により他号
炉の海水取水箇所も使用することで安全性の向上が図れることから，6 号及び 7 号
炉で共用する設計とする。
これらの設備は，共用により悪影響を及ぼさないよう，6 号及び 7 号炉に必要な取水容量を十分に有する設計とする。なお，海水貯留堰，スクリーン室及び取水路
は，重大事故等時のみ 6 号及び 7 号炉共用とする。
3.23.1.2
環境条件等
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
海水貯留堰，スクリーン室，取水路，補機冷却用海水取水路及び補機冷却用海水
取水槽は，想定される重大事故等時における屋外の環境条件を考慮した設計とする。
海水貯留堰は，鋼製構造物であり，海水中に設置するため，防食等により腐食を防止する設計とする。
スクリーン室，取水路，補機冷却用海水取水路及び補機冷却用海水取水槽は，コンクリート構造物であり，常時海水を通水するため，腐食を考慮して鉄筋に対して十分なかぶり厚さを確保する設計とする。
3.23.1.3 試験検査
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
海水貯留堰は，機能・性能の確認が可能な設計とする。
スクリーン室，取水路，補機冷却用海水取水路，補機冷却用海水取水槽は，外観の確認が可能な設計とする。

3.23-1

第 3.23−1 表 非常用取水設備（重大事故等時）主要仕様(1) 海水貯留堰（重大事故等時のみ 6 号及び 7 号炉共用）兼用する設備は以下のとおり。
・浸水防護設備・非常用取水設備（通常運転時等）
種
類
貯留堰
個
数
2
(2) スクリーン室（重大事故等時のみ 6 号及び 7 号炉共用，既設）兼用する設備は以下のとおり。
・非常用取水設備（通常運転時等）
種
類
鉄筋コンクリート函渠
個数2(3) 取水路（重大事故等時のみ 6 号及び 7 号炉共用，既設）兼用する設備は以下のとおり。
・非常用取水設備（通常運転時等）
種
類
鉄筋コンクリート函渠
個数2(4) 補機冷却用海水取水路
種
類
鉄筋コンクリート函渠
個数1(5) 補機冷却用海水取水槽
種
類
鉄筋コンクリート取水槽個
数
3

3.23-2

3.24 原子炉建屋原子炉区域
3.24.1 重大事故等対処設備
原子炉区域は，重大事故等時においても，非常用ガス処理系により，内部の負圧を確保することができる設計とする。原子炉区域の気密バウンダリの一部として原子炉建屋に設置する原子炉建屋ブローアウトパネルは，閉状態の維持又は開放時に再閉止が可能な設計とする。
また，原子炉建屋ブローアウトパネルは，原子炉格納容器外での配管破断事故時に原子炉区域の圧力が上昇し，原子炉建屋ブローアウトパネルの開放設定圧力に到達した場合に開放する機能を有する設計とする。
原子炉建屋原子炉区域（重大事故等時）の主要仕様を第 3.24－1 表に示す。
3.24.1.1 悪影響防止
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
原子炉区域は，設計基準対象施設として使用する場合と同様の系統構成で重大事
故等時においても使用するため，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
また，原子炉建屋ブローアウトパネルは，誤開放しない設計又は開放した場合においても速やかに閉止できる設計とし，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
3.24.1.2
環境条件等
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
原子炉区域は，想定される重大事故等時における原子炉区域内及び屋外の環境条
件を考慮した設計とする。
3.24.1.3 操作性の確保
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
原子炉建屋ブローアウトパネルは，遠隔又は現場において，手動で閉止できる設計とする。
3.24.1.4 試験検査
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
原子炉区域は，発電用原子炉運転中又は停止中に機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
第 3.24－1 表 原子炉建屋原子炉区域（重大事故等時）主要仕様
構

造

形
寸

状
法

気密度

鉄筋コンクリート造（一部鉄骨鉄筋コンクリート
造及び鉄骨造，ブローアウトパネル付き）
直方体
たて横
約 56m×約 59m
全 高
約 58m
建物内空間容積の 50%/d 以下（6.4mmAq の負圧時）

3.24-1

3.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備【44 条】【設置許可基準規則】（緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備）
第四十四条 発電用原子炉施設には，運転時の異常な過渡変化時において発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象が発生するおそれがある場合又は当該事象が発生した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉冷却材圧力バウンダリ及び原子炉格納容器の健全性を維持するとともに，発電用原子炉を未臨界に移行するために必要な設備を設けなければならない。
（解釈）
1 第44条に規定する「発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象が発生するおそれがある場合」とは，発電用原子炉が緊急停止していなければならな
い状況にもかかわらず，原子炉出力又は原子炉圧力等のパラメータの変化から緊急停止していないことが推定される場合のことをいう。
2 第44条に規定する「発電用原子炉を未臨界に移行するために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
（1）BWRa）センサー出力から最終的な作動装置の入力までの原子炉スクラム系統から独立した代替反応度制御棒挿入回路（ARI）を整備すること。
b）上記1の「発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象が発生するおそれがある場合」に，原子炉出力を制御するため，原子炉冷却材再循環ポンプを自動で停止させる装置を整備すること。
c）十分な反応度制御能力を有するほう酸水注入設備（SLCS）を整備すること。
（2）PWRａ）上記1の「発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象が発生するおそれがある場合」に，原子炉出力を抑制するため，補助給水系ポンプを自動的に起動させる設備及び蒸気タービンを自動で停止させる設備を整備すること。
ｂ）上記 1 の「発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象が発生するおそれがある場合」には，化学体積制御設備又は非常用炉心冷却設
備による十分な量のほう酸水注入を実施する設備を整備すること。

添 3.1-1

3.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
3.1.1 設置許可基準規則第 44 条への適合方針
運転時の異常な過渡変化時において発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象が発生するおそれがある場合，又は，当該事象が発生した場合においても，炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉冷却材圧力バウンダリ及び原子炉格納容器の健全性を維持するとともに，発電用原子炉を未臨界に移行するための設備として，ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）（ARI），ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能），及び，ほう酸水注入系（SLC）を設ける。

(1)

ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）(設置許可基準規則解釈の第 2 項(1)a))
多重化された原子炉緊急停止系から独立した ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）を設け，原子炉圧力高又は原子炉水位低（レベル 2）の信号により全制御棒を挿入させることができる設計とする。なお，スクラム失敗時は手動により ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）を動作させることができる設計とする。
また，ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）により作動する制御棒，制御棒
駆動機構（水圧駆動）及び制御棒駆動系水圧制御ユニットについて，発電用原子炉を未臨界にする設計とする。

(2)

ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）(設置許可基準規則解釈の第 2 項(1)b))
多重化された原子炉緊急停止系から独立した ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）を設けることにより，原子炉圧力高又は原子炉水位低（レベル 3）の信号により，原子炉冷却材再循環ポンプ 4 台を自動トリップできる設計とし，原子炉水位低（レベル 2）の信号により，原子炉冷却材再循環ポンプ 6 台を自動トリップできる設計とする。なお，スクラム失敗時は手動により原子炉冷却材再循環ポンプをトリップさせることができる設計とする。

(3) ほう酸水注入系(設置許可基準規則解釈の第 2 項(1)c))
原子炉緊急停止系の機能が喪失した場合の重大事故等対処設備として，ほう酸水注入系を使用する。
ほう酸水注入系は，発電用原子炉を十分未臨界にするための反応度制御能力を有する設計とする。
また，重大事故等時において原子炉緊急停止失敗時に自動減圧系が作動すると，
高圧炉心注水系及び低圧注水系から大量の冷水が注水され，出力の急激な上昇につながるため，自動減圧系の起動阻止スイッチを用いて，自動起動を阻止する設計とする。
（これについては「3.3 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備（設置許可基準規則第 46 条に対する設計方針を示す章）」で示す。）
添 3.1-2

なお，緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための自主対策設備として，以下を整備する。
(4) 手動スクラムボタン
手動スクラムボタンを操作することで，制御棒のスクラム動作が可能である
ことから，手動スクラムボタンを整備している。
(5) 原子炉モードスイッチ「停止」
原子炉モードスイッチを「停止」位置に切り替えることで，制御棒のスクラ
ム動作が可能であることから，原子炉モードスイッチを整備している。
(6) スクラムテストスイッチ
スクラムテストスイッチを操作することで，制御棒のスクラム動作が可能であることから，スクラムテストスイッチを整備している。
(7) 原子炉緊急停止系電源スイッチ
原子炉緊急停止系電源スイッチを操作することでスクラムパイロット弁電
磁コイルの電源を遮断し，制御棒のスクラム動作が可能であることから，原子炉緊急停止系電源スイッチを整備している。
(8) 制御棒操作監視系，制御棒駆動機構（電動駆動）
スクラムテストスイッチ又は原子炉緊急停止系電源スイッチの操作完了までの間，若しくはこれらの操作が実施できない場合に，制御棒を自動若しくは手動にて電動駆動で挿入する手段として有効であることから，制御棒操作監視
系，制御棒駆動機構（電動駆動）を整備している。
(9)

給水制御系，給水系（原子炉給水ポンプ），原子炉隔離時冷却系，高圧炉心
注水系
給水系（原子炉給水ポンプ），原子炉隔離時冷却系，高圧炉心注水系による発電用原子炉への給水量の調整により，原子炉水位を低下でき，発電用原子炉の出力抑制を行えることから，給水制御系，給水系（原子炉給水ポンプ），原
子炉隔離時冷却系，高圧炉心注水系を整備している。

添 3.1-3

3.1.2
3.1.2.1

重大事故等対処設備
ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）

3.1.2.1.1 設備概要
ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，発電用原子炉が運転を緊急に停止していなければならない状況にもかかわらず，原子炉出力，原子炉圧力等のパラメータの変化から緊急停止していないことが推定される場合に，発電用原子炉を未臨界にするため代替制御棒挿入を行うための機能である。
本系統は，検出器（原子炉圧力及び原子炉水位），論理回路及び代替制御棒挿入
機能用電磁弁で構成し，原子炉圧力高又は原子炉水位低（レベル 2）の場合に，代替制御棒挿入信号を発信する回路で構成する。原子炉圧力高及び原子炉水位低（レベル 2）の検出器を多重化し，原子炉圧力高は 2 out of 3 論理にて，原子炉水位
低（レベル 2）は 2 out of 4 論理にて，作動回路が自動的に信号を発信するよう，信頼性向上を図る設計とする。
また，中央制御室の手動スイッチにより，代替制御棒挿入信号を発信する回路を作動することが可能な設計とする。
なお，ATWS緩和設備（代替制御棒挿入機能）により作動する制御棒，制御棒駆動
機構（水圧駆動）及び制御棒駆動系水圧制御ユニットについても，重大事故等対処
設備として整備する。本系統に関する重大事故等対処設備一覧を表3.1-1に示す。

添 3.1-4

表 3.1-1 ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）に関する重大事故等対処設備一覧
設備区分
設備名
主要設備
ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）【常設】上記 ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）にて作動する設備として，以下の設備を整備する。
制御棒【常設】
制御棒駆動機構（水圧駆動）【常設】
制御棒駆動系水圧制御ユニット【常設】
附属設備
－
水源
－
流路
制御棒駆動系配管【常設】
注水先
－
※1
電源設備
非常用交流電源設備
非常用ディーゼル発電機（設計基準拡張）【常設】※2計装設備
平均出力領域モニタ【常設】起動領域モニタ【常設】※1：単線結線図を補足説明資料 44-2 に示す。
電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※2：主要設備を用いた炉心損傷防止及び原子炉格納容器の破損防止対策を成功させるために把握することが必要な原子炉施設の状態
計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
なお，ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，以降，代替制御棒挿入機能という。

添 3.1-5

添 3.1-6

計装用圧縮
空気系より

排気

ND

バックアップ
スクラム弁

後備緊急停止系作動回路

原子炉水位低（Ｄ）（レベル２）

原子炉水位低（Ｃ）（レベル２）

原子炉水位低（Ｂ）（レベル２）

原子炉水位低（Ａ）（レベル２）

原子炉圧力高（Ｃ ）原子炉圧力高（Ｂ ）

原子炉圧力高（Ａ）

排気

ND

F043

ND

ARI信号

ARI信号

図 3.1-1

2/4

2/3

排気
Ａ系ＡＲＩ用電磁弁励磁信号Ｂ系ＡＲＩ用電磁弁励磁信号

F048B

ND

F048A

ND

ND

ND

F049B

F049A

Ｂ系ＡＲＩ用電磁弁励磁信号代替制御棒挿入機能説明図

F047

ND

F044

ND

手動ARI信号

手動ARI信号Ａ系ＡＲＩ用電磁弁励磁信号

排気

排気

ND

NE

他の水圧制御ユニットへ

他の水圧制御ユニットへ

排気

原子炉緊急停止系作動回路

スクラム
パイロット弁

NE

NE

制御棒挿入

常時無励磁

常時励磁

代替制御棒挿入機能

OR 論理

2 out of 4 論理

2 out of 3 論理

・電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準
規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準
規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

アキュムレータ

スクラム弁

制御棒挿入

2/4

2/3

ARI

凡例

3.1.2.1.2 主要設備の仕様
図 3.1-1 に代替制御棒挿入機能の説明図を示す。

主要機器の仕様を以下に示す。
(1)制御棒種類：十字形
中性子吸収材 ：ボロンカーバイド粉末
有効長さ：約 3.6ｍ
個数
：205
取付箇所
：原子炉格納容器内(原子炉圧力容器内)(2) 制御棒駆動機構（水圧駆動）
最高使用圧力 ：8.62MPa[gage]
最高使用温度 ：302℃
個数
：205
取付箇所
：原子炉格納容器内(3) 制御棒駆動系水圧制御ユニット（アキュムレータ）
種類：たて置円筒形
容量：66L/個最高使用圧力 ：18.6MPa[gage]
最高使用温度 ：66℃
個数
：103
取付箇所
：原子炉建屋地下 3 階

添 3.1-7

3.1.2.1.3
3.1.2.1.3.1

設置許可基準規制第 43 条への適合方針
設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

代替制御棒挿入機能は，中央制御室及び原子炉建屋原子炉区域内に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，中央制御室及び原子炉建屋原子炉区域内の環境条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，以下の表 3.1-2 に示すような設計とする。
また，制御棒，制御棒駆動機構（水圧駆動）及び制御棒駆動系水圧制御ユニットは，原子炉格納容器内及び原子炉建屋原子炉区域内に設置される設備であることから，その機能を期待される重大事故等時の原子炉格納容器内及び原子
炉建屋原子炉区域内の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，表 3.1-2 に示す設計とする。
（44-3）
表 3.1-2
環境条件等
温度・圧力・湿度・放射線
屋外の天候による影響
海水を通水する系統への影響
地震

風（台風）・積雪
電磁的障害

想定する環境条件及び荷重条件
対応
原子炉格納容器内，中央制御室及び原子炉建屋原子炉区域内で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
海水を通水することはない。
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方
針」に示す）。
原子炉格納容器内，中央制御室及び原子炉建屋原子炉区域内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

添 3.1-8

(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
代替制御棒挿入機能は，検出器を多重化し作動回路が2 out of 4論理若しく
は2 out of 3論理にて自動的に信号を発信するよう，信頼性向上を図る設計とする。
なお，中央制御室にて，制御棒挿入状態の確認によりスクラムが失敗していることが確認された場合は，中央制御室の制御盤にて手動による代替制御棒挿入機能の操作が可能な設計とする。
中央制御室の操作スイッチを操作するにあたり，運転員の操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，操作対象については銘板を付けることで識別可能とし，運転員の操作及び監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。
以下の表 3.1-3 に操作対象機器を示す。
また，想定される重大事故等が発生した場合において，制御棒，制御棒駆動
機構（水圧駆動）及び制御棒駆動系水圧制御ユニットは，操作不要な設計とする。
（44-3）
表 3.1-3 操作対象機器
機器名称
状態の変化
操作場所
代替制御棒挿入機能用電磁弁 無励磁→励磁
中央制御室

操作方法
スイッチ操作(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
代替制御棒挿入機能は，制御棒挿入機能の作動信号を発信する設備であり，運転中に試験又は検査を実施する場合には，過大な出力変動等によりプラントに外乱を与える可能性があり，かつ，試験中又は検査中は代替制御棒挿入機能自体が維持できない状態となるため，表 3.1-4 に示すように発電用原子炉の停止中に機能・性能の確認が可能な設計とする。機能・性能の確認として，模擬入力による論理回路の動作確認，校正及び設定値確認が可能な設計とする。
（44-5）

添 3.1-9

表 3.1-4 代替制御棒挿入機能の試験及び検査
発電用原子炉の
項目
内容
状態
停止中
機能・性能試験
論理回路の動作確認
設定値確認
計器校正
制御棒，制御棒駆動機構（水圧駆動）及び制御棒駆動系水圧制御ユニットは，
表 3.1-5 に示すように発電用原子炉の停止中に機能・性能試験，分解検査及び外観検査を実施することで，機能・性能の確認が可能な設計とする。
制御棒駆動機構（水圧駆動）及び制御棒駆動系水圧制御ユニットは，機能・性能試験として，制御棒を全引抜き位置からスクラムスイッチによりスクラム
させ，スクラム時間について性能の確認を行うことが可能な設計とする。
また，分解検査として，浸透探傷試験により性能に影響を及ぼす指示模様がないこと，目視により性能に影響を及ぼすおそれのある傷，割れ等がないことについて，制御棒駆動機構（水圧駆動），制御棒駆動系水圧制御ユニット部品の表面状態の確認を行うことが可能な設計とする。
制御棒は，外観検査として，目視により性能に影響を及ぼすおそれのある傷，
割れ等がないことについて，表面状態の確認を行うことが可能な設計とする。
（44-5）
表 3.1-5 制御棒，制御棒駆動機構（水圧駆動）及び制御棒駆動系水圧制御ユニットの試験及び検査
発電用原子炉の
項目
内容
状態
停止中
機能・性能試験
スクラム性能の確認
制御棒駆動機構（水圧駆動），制御棒
分解検査
駆動系水圧制御ユニット部品の表面状態を，試験及び目視により確認
外観検査
制御棒外観の確認(4) 切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。

(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
添 3.1-10

代替制御棒挿入機能は，重大事故等時において他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。
また，制御棒，制御棒駆動機構（水圧駆動）及び制御棒駆動系水圧制御ユニ
ットは，本来の用途以外の用途として使用するための切替えが不要であり，制御棒，制御棒駆動機構（水圧駆動）及び制御棒駆動系水圧制御ユニットの使用にあたり切り替えせずに使用できる設計とする。
（44-4）(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

代替制御棒挿入機能は，他の設備に悪影響を及ぼさないよう以下の措置を講じる設計とする。
代替制御棒挿入機能は，検出器から代替制御棒挿入機能用電磁弁まで設計基準事故対処設備である多重化された原子炉緊急停止系とは独立した構成となっており，多重化された原子炉緊急停止系に悪影響を及ぼさない設計とする。
多重化された原子炉緊急停止系と代替制御棒挿入機能の電源は，遮断器又はヒューズによる電気的な分離をすることで多重化された原子炉緊急停止系に悪影響を及ぼさない設計とする。
また，制御棒，制御棒駆動機構（水圧駆動）及び制御棒駆動系水圧制御ユニ
ットは，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で使用可能とする。
（44-3,44-4,44-8）(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設
置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
代替制御棒挿入機能の手動回路について，操作が必要な機器の設置場所，操作場所を表 3.1-6 に示す。代替制御棒挿入機能用電磁弁は，中央制御室で操作を行う設計としており，操作場所の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。
添 3.1-11なお，制御棒，制御棒駆動機構（水圧駆動）及び制御棒駆動系水圧制御ユニットは，原子炉格納容器内及び原子炉建屋原子炉区域内に設置されている設備
であるが，代替制御棒挿入機能による信号にて動作可能であり，制御棒，制御
棒駆動機構（水圧駆動）及び制御棒駆動系水圧制御ユニットについては操作不要な設計とする。
（44-3）
表 3.1-6

操作対象機器設置場所
機器名称
設置場所
操作場所
代替制御棒挿入機能用電磁弁 原子炉建屋地下 3 階
中央制御室

3.1.2.1.3.2

設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 2 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
代替制御棒挿入機能は，原子炉圧力上昇及び原子炉水位低下に至る ATWS 事
象の発生時に，炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉冷却材圧力バウンダ
リ及び原子炉格納容器の健全性を維持するとともに，発電用原子炉を未臨界にするためのシステムである。このため，スクラム失敗時に作動するシステムであることを考慮し，「原子炉圧力高」信号の計器誤差を考慮して確実に作動す
る設計とする。また，原子炉水位低（レベル 3）信号発生時のスクラム失敗時に作動するシステムであることを考慮し，「原子炉水位低（レベル 2）」信号の計器誤差を考慮して確実に作動する設計とする。
制御棒，制御棒駆動機構（水圧駆動）及び制御棒駆動系水圧制御ユニットは，発電用原子炉を未臨界にすることが可能な能力を有する設計とする。また，アキュムレータの容量にて全ての制御棒を全挿入することが可能な駆動水を有する容量とし，設計基準対象施設の容量等の仕様が，系統の目的に応じて必要となる容量等の仕様に対して十分であることを確認した上で，設計基準対象施設の容量等と同仕様の設計とする。
（44-6）(2) 共用の禁止（設置許可基準規則第 43 条第 2 項二）(ⅰ) 要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。
添 3.1-12

(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

代替制御棒挿入機能は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。
また，制御棒，制御棒駆動機構（水圧駆動）及び制御棒駆動系水圧制御ユニ
ットは，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。
(3) 設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 2 項三）(ⅰ) 要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

代替制御棒挿入機能は，検出器から代替制御棒挿入機能用電磁弁まで多重化された原子炉緊急停止系とは独立した構成となっており，地震，火災，溢水等の主要な共通要因によって同時に機能を損なわない設計とする。
代替制御棒挿入機能の論理回路はアナログ回路であるが，多重化された原子炉緊急停止系の論理回路はディジタル回路で構築されており，多様性を有する設計とする。
多重化された原子炉緊急停止系と代替制御棒挿入機能の電源は，遮断器又はヒューズによる電気的な分離をすることで多重化された原子炉緊急停止系と共通要因によって同時に機能が損なわれない設計とする。
（44-3,44-4,44-8）

添 3.1-13

3.1.2.2

ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）

3.1.2.2.1 設備概要
ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）は，発電用原子炉が運転を緊急に停止していなければならない状況にもかかわらず，原子炉出力又は原子
炉圧力等のパラメータの変化から緊急停止していないことが推定される場合に，原子炉出力を制御するため，原子炉冷却材再循環ポンプを停止させることを目的とした機能である。
本系統は，検出器（原子炉圧力及び原子炉水位），論理回路及び原子炉冷却材再循環ポンプ可変周波数電源装置（停止に必要な部位）で構成する。本系統の目的は，原子炉冷却材再循環ポンプを停止させることであるが，ABWR の原子炉冷却材再循
環ポンプは慣性が小さく，10 台全台を同時に停止させると冷却能力の低下を招く
ことから，原子炉圧力高又は原子炉水位低（レベル 3）の信号により，原子炉冷却材再循環ポンプ 4 台を自動停止し，原子炉水位低（レベル 2）の信号により，原子炉冷却材再循環ポンプ 6 台を自動停止する設計とする。原子炉圧力高及び原子炉水位低（レベル 2）の検出器を多重化し，原子炉圧力高及び原子炉水位低（レベル 3）
は 2 out of 3 論理にて，原子炉水位低（レベル 2）は 2 out of 4 論理にて，作動回路が自動的に信号を発信するよう，信頼性向上を図る設計とする。
また，中央制御室の手動スイッチにより，原子炉冷却材再循環ポンプを停止することが可能な設計とする。本系統に関する重大事故等対処設備一覧を表 3.1-7 に示す。
表 3.1-7

ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）に関する重大事故等対処設備一覧
設備区分
設備名
主要設備
ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）【常
設】
附属設備
－
水源
－
流路
－
注水先
－
※1
電源設備
非常用交流電源設備
非常用ディーゼル発電機（設計基準拡張）【常設】※2計装設備
平均出力領域モニタ【常設】起動領域モニタ【常設】※1：単線結線図を補足説明資料 44-2 に示す。
電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※2：主要設備を用いた炉心損傷防止及び原子炉格納容器の破損防止対策を成功させるために把握することが必要な発電用原子炉施設の状態
計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

添 3.1-14

なお，ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）は，以降，代替
冷却材再循環ポンプ・トリップ機能という。

添 3.1-15

添 3.1-16

ATWS-RPT信号

原子炉圧力高（Ｃ ）原子炉水位低（Ｄ）（レベル２）

原子炉水位低（Ｃ）（レベル２）

原子炉水位低（Ｂ）（レベル２）

※

※

RIP
(B)

RIP
(A)

※

※

RIP
(E)

RIP
(H)

RIP
(C)

RIP
(G)

G

※

M

RIP
(K)

代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能原子炉冷却材再循環ポンプ
可変周波数電源装置

タイマー（6秒）

自動又は手動の信号にて，原子炉冷却材再循環
ポンプ可変周波数電源装置の内，停止に必要な部位を動作させることで原子炉冷却材再循環ポンプを停止させる。

ATWS-RPT

RIP-ASDTD

2 out of 4 論理

2/4

OR 論理

2 out of 3 論理

原子炉冷却材再循環ポンプ
可変周波数電源装置

原子炉冷却材再循環ポンプ
ＭＧセット

遮断器

原子炉冷却材再循環ポンプ

2/3

G

M

RIP

・電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準
規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準
規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

※

6.9kV M/C B-2

RIP
(J)

G

※

RIP
(D)

※

M

※

6.9kV M/C A-2

RIP
(F)

※

6.9kV M/C B-1

代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能説明図

ATWS-RPT信号2/4

図 3.1-2

TD

TD

TD

TD

ATWS-RPT信号

2/4

2/3

原子炉水位低（Ａ）（レベル２）※

ATWS-RPT信号

2/3

原子炉圧力高（Ｂ ）

原子炉圧力高（Ａ）

原子炉水位低（Ｃ）（レベル３）

原子炉水位低（Ｂ）（レベル３）

原子炉水位低（Ａ）（レベル３）

ＲＩＰ－ＡＳＤ（Ａ～Ｈ，Ｊ，Ｋ）
停止操作（手動操作）

6.9kV M/C A-1

凡例

3.1.2.2.2 主要設備の仕様
図 3.1-2 に代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能の説明図を示す。

3.1.2.2.3

設置許可基準規則第 43 条への適合方針

3.1.2.2.3.1 設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能は，中央制御室及び原子炉建屋原子炉区域内に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，中央制御室及び原子炉建屋原子炉区域内の環境条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，以下の表 3.1-8 に示すような設計とする。
（44-3）
表 3.1-8
環境条件等
温度・圧力・湿度・放射線
屋外の天候による影響
海水を通水する系統への影響
地震

風（台風）・積雪
電磁的障害

想定する環境条件及び荷重条件
対応
中央制御室及び原子炉建屋原子炉区域内で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
海水を通水することはない。
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）。
中央制御室及び原子炉建屋原子炉区域内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。

添 3.1-17

(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能は，検出器を多重化し，作動回路が2 out of 4 論理若しくは 2 out of 3 論理にて自動的に信号を発信するよう，信頼性向上を図る設計とする。
なお，中央制御室の制御盤にて手動により原子炉冷却材再循環ポンプを停止させることが可能な設計とする。
中央制御室の操作スイッチを操作するにあたり，運転員の操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，操作対象については銘板を付けることで識別可能とし，運転員の操作及び監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。
以下の表3.1-9に操作対象機器を示す。
（44-3）
表 3.1-9 操作対象機器
機器名称
状態の変化
操作場所
操作方法
原子炉冷却材再循環ポンプ可 起動→停止
中央制御室
スイッチ操作
変周波数電源装置(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能は，原子炉冷却材再循環ポンプ・ト
リップ機能の作動信号を発信する設備であり，運転中に試験又は検査を実施する場合には，過大な出力変動等によりプラントに外乱を与える可能性があり，かつ，試験中又は検査中は機能自体が維持できない状態となるため，表 3.1-10に示すように発電用原子炉の停止中に機能・性能の確認が可能な設計とする。
機能・性能の確認として，模擬入力による論理回路の動作確認，校正及び設定
値確認が可能な設計とする。
（44-5）
表 3.1-10 代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能の試験及び検査
発電用原子炉の
項目
内容
状態
停止中
機能・性能試験
論理回路の動作確認
設定値確認
計器校正

添 3.1-18

(4) 切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能は，重大事故等時において他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。
（44-4）(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能は，他の設備に悪影響を及ぼさない
よう以下の措置を講じる設計とする。
代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能は，検出器から原子炉冷却材再循環
ポンプ可変周波数電源装置（停止に必要な部位）まで設計基準事故対処設備である多重化された原子炉緊急停止系とは独立した構成となっており，多重化された原子炉緊急停止系に悪影響を及ぼさない設計とする。
多重化された原子炉緊急停止系と代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能の電源は，遮断器又はヒューズによる電気的な分離をすることで多重化された原
子炉緊急停止系に悪影響を及ぼさない設計とする。
（44-3,44-8）(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設
置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能は，現場における操作が不要な設計

添 3.1-19

とする。
なお，中央制御室の制御盤にて手動により原子炉冷却材再循環ポンプを停止させる場合について，操作が必要な機器の設置場所，操作場所を表 3.1-11 に示す。操作スイッチは，中央制御室で操作を行う設計としており，操作場所の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。
（44-3）
表 3.1-11

操作対象機器設置場所
機器名称
設置場所
操作場所
原子炉冷却材再循環ポンプ可 原子炉建屋地下 1 階
中央制御室
変周波数電源装置

3.1.2.2.3.2
設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 2 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能は，原子炉圧力上昇及び原子炉水位低下に至る ATWS 事象の発生時に，炉心の著しい損傷を防止し，原子炉冷却材
圧力バウンダリ及び原子炉格納容器の健全性を維持するため，「原子炉水位低（レベル 2，レベル 3）」及び「原子炉圧力高」信号の計器誤差を考慮して確実に作動する設計とする。
なお，ABWR の原子炉冷却材再循環ポンプは慣性が小さく，10 台全台同時に停止させると冷却能力の低下を招くことから，原子炉圧力高又は原子炉水位低（レベル 3）の信号により，原子炉冷却材再循環ポンプ 4 台を自動停止し，原
子炉水位低（レベル 2）の信号により，原子炉冷却材再循環ポンプ 6 台を自動停止する設計とする。
（44-6）(2) 共用の禁止（設置許可基準規則第 43 条第 2 項二）(ⅰ) 要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能は，二以上の発電用原子炉施設にお添 3.1-20

いて共用しない設計とする。
(3) 設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 2 項三）(ⅰ) 要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能は，検出器から原子炉冷却材再循環
ポンプ可変周波数電源装置（停止に必要な部位）まで多重化された原子炉緊急停止系とは独立した構成となっており，地震，火災，溢水等の主要な共通要因
によって同時に機能を損なわない設計とする。
代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能の論理回路はアナログ回路であるが，多重化された原子炉緊急停止系の論理回路はディジタル回路で構築されており，多様性を有する設計とする。
多重化された原子炉緊急停止系と代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能の電源は，遮断器又はヒューズによる電気的な分離をすることで多重化された原
子炉緊急停止系と共通要因によって同時に機能が損なわれない設計とする。
（44-3,44-8）

添 3.1-21

3.1.2.3

ほう酸水注入系

3.1.2.3.1 設備概要
原子炉緊急停止系の機能が喪失した場合においても，発電用原子炉を未臨界に移行し，炉心の著しい損傷を防止することを目的として，十分な反応度制御能力を有するほう酸水注入系を使用する。
本系統は，ほう酸水注入系ポンプ，電源設備（非常用交流電源設備），計測制御装置等，水源であるほう酸水注入系貯蔵タンク，流路であるほう酸水注入系の配管及び弁並びに高圧炉心注水系の配管，弁及びスパージャ並びに注入先である原子炉
圧力容器等で構成される。
本系統は，ほう酸水注入系ポンプにより，ほう酸水注入系貯蔵タンクのほう酸水である五ほう酸ナトリウム溶液を高圧炉心注水系等を経由して原子炉圧力容器へ注入することで，発電用原子炉を未臨界にできる設計とする。
本系統は，中央制御室からの手動操作により，ほう酸水注入系の操作スイッチを「ポンプ A（又は B）」位置にすることで，ほう酸水注入系ポンプ吸込弁及びほう酸
水注入系注入弁が「全閉」から「全開」となり，ほう酸水注入系ポンプが起動し，原子炉圧力容器へほう酸水を注入する。
本系統全体の系統概要図を図 3.1-3 に，本系統に関する重大事故等対処設備一覧を表 3.1-12 に示す。
・電源設備については「3.14電源設備（設置許可基準
規則第57条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・計装設備については「3.15計測設備（設置許可基準
規則第58条に対する設計方針を示す章）」で示す。

ＮO
スパージャ

高圧炉心注水系

純水補給水系
原子炉
圧力容器

テスト
タンク

原子炉
格納容器

MO

MO
ほう酸水注入系ポンプ

MO

MO

区分Ⅰより電源供給
ほう酸水注入系ポンプ

区分Ⅱより電源供給
重大事故等対処設備

図 3.1-3

ほう酸水注入系

添 3.1-22

系統概要図

ほう酸水注入系
貯蔵タンク

表 3.1-12
設備区分
主要設備

ほう酸水注入系に関する重大事故等対処設備一覧
設備名
ほう酸水注入系ポンプ【常設】
ほう酸水注入系貯蔵タンク【常設】
附属設備
－
水源
－
流路
ほう酸水注入系 配管・弁【常設】高圧炉心注水系 配管・弁・スパージャ【常設】注入先
原子炉圧力容器【常設】※1
電源設備
非常用交流電源設備
非常用ディーゼル発電機（設計基準拡張）【常設】※2計装設備
平均出力領域モニタ【常設】起動領域モニタ【常設】※1：単線結線図を補足説明資料 44-2 に示す。
電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※2：主要設備を用いた炉心損傷防止及び原子炉格納容器の破損防止対策を成功させるために把握することが必要な原子炉施設の状態
計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
3.1.2.3.2 主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
(1)ほう酸水注入系ポンプ
種類
：往復形
容量
：約 11m３/h/台
全揚程：約 860m
最高使用圧力 ：吸込側 1.37MPa[gage]／吐出側 10.8MPa[gage]
最高使用温度 ：66℃
個数
：1（予備 1）
取付箇所
：原子炉建屋地上 3 階
原動機の出力 ：45kW(2)ほう酸水注入系貯蔵タンク
種類：たて置円筒形
容量：約 30m３
最高使用圧力 ：静水頭
最高使用温度 ：66℃
個数
：１
取付箇所
：原子炉建屋地上 3 階

添 3.1-23

3.1.2.3.3
3.1.2.3.3.1

設置許可基準規則第 43 条への適合方針
設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

ほう酸水注入系のほう酸水注入系ポンプ及びほう酸水注入系貯蔵タンクは，
原子炉建屋原子炉区域内に設置される設備であることから，想定される重大事
故等時における原子炉建屋原子炉区域内の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，表 3.1-13 に示す設計とする。
ほう酸水注入系ポンプの操作は，想定される重大事故等時において，中央制
御室の操作スイッチから可能な設計とする。
（44-3）
表 3.1-13
環境条件等
温度・圧力・湿度・放射線
屋外の天候による影響
海水を通水する系統への影響
地震

風（台風）・積雪
電磁的障害

想定する環境条件及び荷重条件
対応
原子炉建屋原子炉区域内で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
海水を通水することはない。
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方
針」に示す）。
原子炉建屋原子炉区域内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

添 3.1-24

(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
ほう酸水注入系の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室内の環境条件（被ばく影響等）を考慮の上，中央制御室の操作スイッチにより操作可能な設計とする。
ほう酸水注入系の起動操作は，原子炉出力抑制により原子炉出力を抑制した
後，中央制御室からの手動操作により，ほう酸水注入系の操作スイッチを「ポンプ A（又は B）」位置にすることで，ほう酸水注入系ポンプ吸込弁及びほう酸
水注入系注入弁が「全閉」から「全開」となり，ほう酸水注入系ポンプが起動し，原子炉圧力容器へほう酸水を注入する。
表 3.1-14 に操作対象機器を示す。
表 3.1-14 操作対象機器
状態の変化
操作場所
停止→起動
中央制御室

機器名称
ほう酸水注入系ポンプ（A 又は B）
ほう酸水注入系ポンプ吸込弁（A 又は B）
ほう酸水注入系注入弁（A 又は B）

操作方法
スイッチ操作

弁閉→弁開

中央制御室

スイッチ操作

弁閉→弁開

中央制御室

スイッチ操作

中央制御室の操作スイッチを操作するにあたり，運転員の操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，操作対象については銘板を付けることで識別可能とし，運転員の操作及び監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。
（44-3）
また，ほう酸水注入系ポンプは並列に 2 台設置され，1 台を予備とすること
で多重性を備えた設計とし，必要なときに確実にほう酸水を注入できるよう，ポンプの吐出側に並列に 2 個のほう酸水注入弁を設けることで，確実に原子炉
圧力容器へほう酸水を注入することが可能な設計とする。
なお，ほう酸水注入系貯蔵タンクについては，操作不要な設計とする。
（44-4）(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又添 3.1-25

は検査ができるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
ほう酸水注入系のほう酸水注入系ポンプ及びほう酸水注入系貯蔵タンクは，
表 3.1-15 に示すように発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能試験，
弁動作試験を，また，停止中に分解検査及び外観検査が可能な設計とする。
操作対象弁であるほう酸水注入系ポンプ吸込弁及びほう酸水注入系注入弁についても，発電用原子炉の運転中又は停止中に弁の機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
表 3.1-15 ほう酸水注入系の試験及び検査
発電用原子炉の
項目
内容
状態
停止中
機能・性能試験
運転性能の確認
漏えいの確認
ほう酸質量の確認
弁動作試験
弁開閉動作の確認
分解検査
ポンプ部品の表面状態を，試験及び目視により確認
外観検査
タンク外観の確認
運転中

機能・性能試験

弁動作試験

運転性能の確認
漏えいの確認
ほう酸質量の確認
弁開閉動作の確認

ほう酸水注入系ポンプは，機能・性能試験として，脱塩水（純水）をテスト
タンクから循環させ，吐出圧力，系統（ポンプ廻り）の振動，異音，異臭及び漏えいについて運転性能の確認を行うことが可能な設計とする。
また，分解検査として，浸透探傷検査により性能に影響を及ぼす指示模様がないこと，目視により性能に影響を及ぼすおそれのある傷，割れ等がないことについて，ポンプ部品表面状態の確認を行うことが可能な設計とする。
操作対象弁であるほう酸水注入系ポンプ吸込弁及びほう酸水注入系注入弁
は，機能・性能試験として，これら操作対象弁が全開することについて弁動作の確認を行うことが可能な設計とする。
ほう酸水注入系貯蔵タンクは，機能・性能試験として，中性子吸収材である
五ほう酸ナトリウムの質量が発電用原子炉を十分未臨界にするための反応度制御能力を有する量を満足することとし，ほう酸水注入系貯蔵タンクのほう酸
濃度及びタンク水位の確認を行うことにより，ほう酸質量の確認が可能な設計
添 3.1-26

とする。
また，外観検査として，タンク本体外観に傷や漏えい痕がないことについて
ほう酸水注入系貯蔵タンク外表面状態の確認を行うことが可能な設計とする。
なお，ほう酸水注入系は，多重性を備えた系統及び機器であるが，各々が独立して他の系統へ悪影響を及ぼさず検査が可能な設計とし，ほう酸水注入系ポンプ，ほう酸水注入系貯蔵タンク及び操作対象弁であるほう酸水注入系ポンプ
吸込弁及びほう酸水注入系注入弁は，プラント運転中又は停止中における検査を行う際の接近性を考慮した必要な作業空間を備え，構造上接近又は検査が困難とならない設計とする。
（44-5）(4) 切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
ほう酸水注入系は，想定される重大事故等時において，本来の用途である原子炉圧力容器へのほう酸水注入以外の用途として使用することはない。なお，
当該系統の使用にあたり切替え操作が必要となることから，速やかに切替え操作が可能なように，系統に必要な弁等を設ける。
原子炉圧力容器へのほう酸水注入の際に操作が必要となるほう酸水注入系
ポンプ，ほう酸水注入系ポンプ吸込弁及びほう酸水注入系注入弁は，中央制御室内における操作盤上の操作スイッチにより，速やかに操作が可能な設計とすることで，中央制御室でのほう酸水注入開始操作における所要時間は想定として 1 分以内となる。
（44-4）
また，ほう酸水注入系によるほう酸水の注入は，原子炉自動スクラム又は手動スクラムを実施しても，原子炉スクラムが成功しない場合に実施される操作
であり，図 3.1-4 で示すタイムチャートのとおり速やかに切替え操作を実施することが可能である。
切替え操作対象機器については，表 3.1-14 に示したとおりとなる。

添 3.1-27経過時間（分）
1

手順の項目

要員（数）

2

6

7

8

9

10

備考

EOP 「スクラム」より導入
原子炉冷却材再循環ポン プ 停止
自動減圧系，代替自動減圧系の自動起動阻止
ほう酸水注入系起動（制御棒を ペアロ ッド１組以下まで若しくは未挿入の制御棒を １６ステップ 以下まで挿入完了，又はほう酸水全量注入完了まで運転継続）

中央制御室運転員Ａ

1

ＥＯＰ 「反応度制御」

原子炉圧力容器内の水位低下操作（出力３％以下を 維持する 。維持できない場合は，原子炉水位低（レベル1.5）以上に維持）

原子炉手動スクラ ム
手動によ る 代替制御棒挿入
制御棒電動挿入（制御棒を ペアロ ッド１組以下まで若しくは１６ステップ 以下まで挿入完了する まで継続）

スクラ ムテストスイ ッチによ る 制御棒手動挿入

中央制御室運転員Ｂ1

図 3.1-4

原子炉緊急停止系電源スイ ッチ によ る 制御棒電動挿入

発電用原子炉の緊急停止対応タイムチャート※※：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての 1．1 で示すタイムチャート(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

ほう酸水注入系のほう酸水注入系ポンプ，ほう酸水注入系貯蔵タンクは，設計基準事故対処設備として原子炉圧力容器へのほう酸水注入時に使用する場
合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することにより，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
なお，本系統は使用時以外，中央制御室内における操作盤上の操作スイッチ
を「切」位置にし，ほう酸水注入系注入弁を「全閉」とした系統隔離構成としており，取合系統である高圧炉心注水系に対して悪影響を及ぼさない設計とする。
（44-3，44-4）
高圧炉心注水系との隔離弁については，表 3.1-16 に示すとおりである。

取合系統
高圧炉心注水系

表 3.1-16 他系統との隔離弁
系統隔離弁
駆動方式
ほう酸水注入系注入弁（A） 電動駆動

動作
通常時閉
電源喪失時※閉
ほう酸水注入系注入弁（B） 電動駆動
通常時閉
電源喪失時※閉※ 電源喪失時は，原子炉緊急停止系安全保護回路の電源が喪失することにより制御棒が挿入されることから，ATWS 事象発生時において，電源喪失は想定しない。

添 3.1-28

(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設
置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

ほう酸水注入系の系統構成に操作が必要な機器の設置場所，操作場所を表
3.1-17 に示す。
ほう酸水注入系ポンプ，ほう酸水注入系ポンプ吸込弁及びほう酸水注入系注入弁は，原子炉建屋原子炉区域内に設置されている設備であるが，想定される重大事故等時において，中央制御室から操作可能な設計とする。
なお，ほう酸水注入系貯蔵タンクについては，操作不要な設計とする。
（44-3）
表 3.1-17

操作対象機器設置場所
機器名称
設置場所
ほう酸水注入系ポンプ（A）
原子炉建屋地上 3 階
ほう酸水注入系ポンプ（B）
原子炉建屋地上 3 階
ほう酸水注入系ポンプ吸込弁（A） 原子炉建屋地上 3 階
ほう酸水注入系ポンプ吸込弁（B） 原子炉建屋地上 3 階
ほう酸水注入系注入弁（A）
原子炉建屋地上 3 階
ほう酸水注入系注入弁（B）
原子炉建屋地上 3 階

3.1.2.3.3.2

操作場所
中央制御室
中央制御室
中央制御室
中央制御室
中央制御室
中央制御室

設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 2 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.2

容量等」に示す。

ほう酸水注入系のほう酸水注入系ポンプ及びほう酸水注入系貯蔵タンクは，
設計基準事故対処設備の容量等の仕様が，想定される重大事故等時において，発電用原子炉を未臨界にするために必要な負の反応度添加率を確保するための容量等の仕様に対して十分であるため，設計基準事故対処設備の容量と同仕
添 3.1-29

様の設計とする。
（44-6）(2) 共用の禁止（設置許可基準規則第 43 条第 2 項二）(ⅰ) 要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

ほう酸水注入系のほう酸水注入系ポンプ及びほう酸水注入系貯蔵タンクは，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。
(3) 設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 2 項三）(ⅰ) 要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

ほう酸水注入系は，設計基準事故対処設備である制御棒，制御棒駆動機構（水圧駆動）及び制御棒駆動系水圧制御ユニットと共通要因によって同時に機能が損なわれないよう，ポンプを非常用交流電源設備（非常用ディーゼル発電機）
からの給電により駆動できるようにすることで，アキュムレータを駆動源とする制御棒，制御棒駆動機構（水圧駆動）及び制御棒駆動系水圧制御ユニットに対して多様性を有する設計とする。
ほう酸水注入系ポンプ及びほう酸水注入系貯蔵タンクは，原子炉格納容器内
及び原子炉建屋原子炉区域内の制御棒，制御棒駆動機構（水圧駆動）及び制御
棒駆動系水圧制御ユニットと異なる区画に設置することで，制御棒，制御棒駆動機構（水圧駆動）及び制御棒駆動系水圧制御ユニットと共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。

添 3.1-30

ほう酸水注入系の設計基準事故対処設備との多様性及び位置的分散について，
表 3.1-18 に示す。
（44-3,44-4）
表 3.1-18

多様性又は多重性，位置的分散

設計基準事故対処設備

重大事故等対処設備

制御棒
制御棒駆動系水圧制御ユニット

ほう酸水注入系

アキュムレータ

ほう酸水注入系ポンプ

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地上 3 階

不要

ほう酸水注入系貯蔵タンク－

原子炉建屋地上 3 階

不要

非常用交流電源設備（非常用ディーゼル発電機）－

原子炉建屋地上 1 階

項目

機器

水源

駆動電源

添 3.1-31

3.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備【45 条】【設置許可基準規則】（原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備）
第四十五条 発電用原子炉施設には，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した
場合においても炉心の著しい損傷を防止するため，発電用原子炉を冷却するために必要な設備を設けなければならない。
（解釈）
１ 第４５条に規定する「発電用原子炉を冷却するために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
（１）全交流動力電源喪失・常設直流電源系統喪失を想定し，原子炉隔離時冷却系（RCIC）若しくは非常用復水器（BWR の場合）又はタービン動補助給水ポン
プ（PWR の場合）（以下「RCIC 等」という。）により発電用原子炉を冷却するため，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備を整備すること。
ａ）可搬型重大事故防止設備
ⅰ）現場での可搬型重大事故防止設備（可搬型バッテリ又は窒素ボンベ等）
を用いた弁の操作により，RCIC 等の起動及び十分な期間※の運転継続を行う可搬型重大事故防止設備等を整備すること。ただし，下記（１）ｂ）
ⅰ）の人力による措置が容易に行える場合を除く。
ｂ）現場操作ⅰ）現場での人力による弁の操作により，RCIC 等の起動及び十分な期間※の運転継続を行うために必要な設備を整備すること。
※：原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダ
リ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間のこと。

添 3.2-1

3.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
3.2.1
設置許可基準規則第 45 条への適合方針
原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても，炉心の著しい損傷を防止するため，以下の対策及び設備を設ける。
(1)

高圧代替注水系の設置（設置許可基準規則解釈の第 1 項(1））
設計基準事故対処設備である高圧炉心注水系及び原子炉隔離時冷却系が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても，炉心の著しい損傷を防止するために，重大事故防止設備として高圧代替注水系を使用する。
高圧代替注水系は，原子炉隔離時冷却系が機能喪失した場合でも，原子炉隔離時冷却系ポンプよりも高所に配置された高圧代替注水系ポンプを用い，復水貯蔵槽を水源として高圧状態の原子炉圧力容器に注水し炉心を冷却できる設計とする。また，高圧代替注水系ポンプは，原子炉蒸気で駆動可能な蒸気タービン駆動ポンプとし，原子炉蒸気を弁操作で高圧代替注水系ポンプ駆動用タービンに供給することで起動可能な設計とする。
また，高圧代替注水系は，全交流動力電源喪失及び設計基準事故対処設備である常設直流電源が喪失した場合でも，常設代替直流電源設備からの給電により，起動及び高圧注水が必要な期間にわたって運転継続ができる設計とする。
これにより，高圧代替注水系は，原子炉隔離時冷却系の現場での可搬型
重大事故防止設備（可搬型バッテリ又は窒素ボンベ等）を用いた弁の操作による起動及び十分な期間の運転継続を行うための措置や，原子炉隔離時
冷却系の現場での人力による弁の操作により起動及び十分な期間の運転継続を行うための措置に対し，同等以上の効果を有する設計とする。

(2)

高圧代替注水系の現場操作による運転（設置許可基準規則解釈の第 1 項(1)b））
高圧代替注水系は，全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失した
場合でも，現場で系統構成に必要な弁を人力で操作することにより，起動及び高圧注水が必要な期間にわたって運転継続ができる設計とする。なお，
人力による措置が容易に行えるよう，高圧代替注水系は機械式ガバナでタービン給気蒸気量を制御する方式とし，弁操作のみで起動停止運転継続が可能な設計とする。本操作弁については手動で操作できる設計とし，共通要因によって常設直流電源を用いた弁と同時に機能を損なわないよう，ハ
ンドルを設け，手動操作可能とすることで多様性を持つ設計とする。

添 3.2-2

なお，人力による措置が容易に行えるため，「現場での可搬型重大事故防止設備（可搬型バッテリ又は窒素ボンベ等）を用いた弁の操作により，高圧代替注水系の起動及び十分な期間の運転継続を行う可搬型重大事故防止
設備等の整備」（設置許可基準規則解釈の第 1 項(1)a））は不要とするが，設置許可基準規則第 57 条への適合方針として，可搬型直流電源設備による給電も可能な設計とする。
(3)

原子炉隔離時冷却系の現場操作による運転（設置許可基準規則解釈の第1 項(1)b））
設計基準事故対処設備である原子炉隔離時冷却系は，全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失した場合でも，現場で系統構成に必要な弁を人力で操作することにより，起動及び運転継続ができる設計とする。なお，
人力による措置が容易に行えるよう，本操作弁については手動で操作できる設計とし，共通要因によって常設直流電源を用いた弁と同時に機能を損なわないよう，ハンドルを設け，手動操作可能とすることで多様性を持つ設計とする。また，原子炉隔離時冷却系は常設直流電源系統喪失時にタービングランド部より蒸気が漏えいするが，蒸気漏えいによる劣悪な作業環
境状態を回避するために，原子炉隔離時冷却系ポンプ室に現場運転員が入室するのはポンプ起動時のみとし，ポンプ起動後については原子炉隔離時
冷却系ポンプ室から退室し，原子炉建屋地下 1 階に設置した原子炉隔離時
冷却系過酷事故蒸気止め弁の開度調整により制御可能な運用とする。なお，
ポンプ起動時は原子炉隔離時冷却系ポンプ室内に入室するが，その後速やかに退室するため蒸気漏えいによる環境温度の急激な上昇はないものと考えており，防護具（酸素呼吸器及び耐熱服）を確実に装着することにより現場操作が可能な運用とする。
高圧代替注水系の人力による現場操作に加え，高圧代替注水系とは別系
統の原子炉隔離時冷却系についても人力による現場操作をできるように整備しておくことで，人力による措置の容易性が拡充されるため，「現場での可搬型重大事故防止設備（可搬型バッテリ又は窒素ボンベ等）を用いた弁の操作により，原子炉隔離時冷却系の起動及び十分な期間の運転継続を行う可搬型重大事故防止設備等の整備」（設置許可基準規則解釈の第 1 項(1)a））は不要とする。

その他，設計基準対象施設であるが，想定される重大事故時等においてその機能を期待するため，以下の設備を重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置付ける。

添 3.2-3

(4)原子炉隔離時冷却系
原子炉隔離時冷却系は，冷却材喪失事故時において，低圧注水系，高圧
炉心注水系及び自動減圧系と連携して，炉心を冷却する機能を有する。
本系統は，原子炉水位低又はドライウェル圧力高の信号で作動を開始し，復水貯蔵槽の水又はサプレッション・チェンバのプール水を給水系等を経由して原子炉圧力容器へ注水する。また，原子炉水位高信号で注水を自動的に停止する。

(5)

高圧炉心注水系
高圧炉心注水系は，冷却材喪失事故時において，低圧注水系，原子炉隔離時冷却系及び自動減圧系と連携して，炉心を冷却する機能を有する。
本系統は，原子炉水位低又はドライウェル圧力高の信号で作動を開始し，復水貯蔵槽の水又はサプレッション・チェンバのプール水を炉心上部に取り付けられたスパージャから燃料集合体上に注水することによって炉心を冷却する。また，原子炉水位高信号で注水を自動的に停止する。

また，技術的能力審査基準への適合のため，原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するために必要な監視及び制御の手順等として，以下を整備する。
(6)

監視及び制御に用いる設備「高圧代替注水系による発電用原子炉の冷却」及び「全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失時の発電用原子炉の冷却」により原子炉圧力容器を冷却する場合に監視及び制御に使用する重大事故等対処設備（監視及び制御）として，原子炉水位，原子炉圧力，高圧代替注水系系統流量，
復水貯蔵槽水位を使用する。
原子炉水位は発電用原子炉を冷却するための原子炉水位を監視又は推定
でき，原子炉圧力，高圧代替注水系系統流量，復水貯蔵槽水位は原子炉圧
力容器へ注水するための高圧代替注水系及び原子炉隔離時冷却系の作動状
況を確認できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・原子炉水位（広帯域，燃料域，SA） （3.15 計装設備【58 条】）
・原子炉圧力（3.15 計装設備【58 条】）
・原子炉圧力（SA）（3.15 計装設備【58 条】）
・高圧代替注水系系統流量（3.15 計装設備【58 条】）
・復水貯蔵槽水位（SA）（3.15 計装設備【58 条】）

添 3.2-4

また，技術的能力審査基準への適合のため，復旧手段として，以下を整備する。
(7)

復旧手段の整備
全交流動力電源が喪失し，原子炉隔離時冷却系の起動又は運転継続に必
要な直流電源を所内蓄電式直流電源設備により給電している場合は，所内蓄電式直流電源設備の蓄電池が枯渇する前に代替交流電源設備（常設又は可搬型），可搬型直流電源設備及び自主対策設備である直流給電車により原
子炉隔離時冷却系の運転継続に必要な直流電源を確保する手段を整備する。
なお，電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

また，技術的能力審査基準への適合のため，原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に重大事故等の進展抑制をするための手段として，以下を整備する。
(8)

ほう酸水注入系による進展抑制
高圧炉心注水系，原子炉隔離時冷却系及び高圧代替注水系による原子炉
圧力容器への高圧注水により原子炉水位が維持できない場合に，ほう酸水
注入系を重大事故等の進展抑制のために使用し，ほう酸水注入系貯蔵タンクを水源として，常設代替交流電源設備及び可搬型代替交流電源設備からの給電により，ほう酸水注入系ポンプを用いて原子炉圧力容器への注水を実施する。なお，ほう酸水注入系については「3.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備（設置許可基準規則第 44 条に対する設計方針を示す章）」で示す。常設代替交流電源設備については，「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

なお，原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に重大事故等の進展抑制をするた
めの自主対策設備として，以下を整備する。
(9) ほう酸水注入系による進展抑制（原子炉圧力容器への注水を継続させる
場合）
高圧炉心注水系，原子炉隔離時冷却系及び高圧代替注水系による原子炉
圧力容器への注水機能が喪失した場合，「(8)ほう酸水注入系による進展抑制」に加えて，原子炉圧力容器への注水を継続するために，復水補給水系
等を水源としてほう酸水注入系貯蔵タンク又はほう酸水注入系テストタン
クに補給する手順を整備する。これらの整備により，重大事故等の進展抑制のために，「(8)ほう酸水注入系による進展抑制」に加えて，原子炉圧力容器への注水を継続する。

添 3.2-5

(10) 制御棒駆動系による進展抑制
高圧炉心注水系，原子炉隔離時冷却系及び高圧代替注水系による原子炉
圧力容器への注水機能が喪失した場合，重大事故等の進展抑制のために，
原子炉補機冷却系により冷却水を確保し，復水貯蔵槽を水源として制御棒
駆動水ポンプを用いて原子炉圧力容器への注水を実施する。
(11) 高圧炉心注水系緊急注水の整備
全交流動力電源喪失時，原子炉隔離時冷却系及び高圧代替注水系が機能喪失した場合，重大事故等の進展抑制のために，常設代替交流電源設備により高圧炉心注水系の電源を復旧し，高圧炉心注水系ポンプを無冷却水の状態で短時間起動し，原子炉圧力容器への注水を実施する。

また，代替淡水源（淡水貯水池及び防火水槽）の淡水が枯渇した場合の海水の利用手段として，以下を整備する。
(12) 高圧代替注水系の海水の利用
高圧代替注水系の水源である復水貯蔵槽の淡水が枯渇した場合において，防潮堤の内側に設置している海水取水箇所（取水路）より，大容量送水車（海水取水用）を用いて復水貯蔵槽への供給を行う設計とする。なお，海の利用については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

添 3.2-6

3.2.2
3.2.2.1

重大事故等対処設備
高圧代替注水系の設置

3.2.2.1.1 設備概要
高圧代替注水系は，設計基準事故対処設備である高圧炉心注水系及び原子炉
隔離時冷却系の有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合に，この機能を代替し，炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉圧力容器を冷却すること及び，原子炉水位を維持することを目的として使用する。
本系統は，蒸気タービン駆動ポンプである高圧代替注水系ポンプ 1 台，電源設備（常設代替直流電源設備），計測制御装置及び，水源である復水貯蔵槽，注水流路である高圧代替注水系（注水系），復水補給水系，高圧炉心注水系，残留熱除去系（7 号炉のみ）の配管及び弁並びに給水系の配管，弁及びスパージャ，
蒸気流路である高圧代替注水系（蒸気系），主蒸気系，原子炉隔離時冷却系の配管及び弁，注水先である原子炉圧力容器から構成される。
高圧代替注水系の系統概要図を図 3.2-1 に，重大事故等対処設備一覧を表
3.2-1 に示す。
本系統は，全交流動力電源及び設計基準事故対処設備である常設直流電源が喪失した場合でも，常設代替直流電源設備からの給電により中央制御室から遠隔手動操作によって，復水貯蔵槽を水源に，給水系等を経由して原子炉圧力容器へ注水することで炉心を冷却できる設計とする。仮に，常設代替直流電源設
備が機能しない場合でも，現場での人力による弁の操作により，高圧注水が必
要な期間にわたって，運転を継続できる設計とする。
高圧代替注水系蒸気供給ラインは，原子炉隔離時冷却系蒸気供給ラインから分岐し，高圧代替注水系タービン止め弁の開閉操作により高圧代替注水系ポン
プ駆動用タービンに蒸気を導く。高圧代替注水系排気ラインは，原子炉隔離時
冷却系排気ラインに合流し，サプレッション・チェンバへ放出する。高圧代替
注水系ポンプ吸込ラインは，高圧炉心注水系ポンプ吸込ラインから分岐し，復水貯蔵槽の水が供給される。高圧代替注水系ポンプ吐出ラインは，給水系等を経由して原子炉圧力容器へつながる。なお，高圧代替注水系ポンプ吐出ラインにはサプレッション・チェンバにつながるテストラインも設ける。
水源である復水貯蔵槽は，枯渇しそうな場合においても，代替淡水源（淡水貯水池及び防火水槽）の淡水を，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を用いて，廃棄物処理建屋外壁に設置した外部接続口から復水貯蔵槽へ供給できる設計とする。
本系統の操作に当たっては，中央制御室又は現場で高圧代替注水系タービン
止め弁及び高圧代替注水系注入弁の開操作をすることで本系統を起動させ，運転を行う。

添 3.2-7

図 3.2-1

高圧代替注水系

添 3.2-8

系統概要図

・水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

※

当該弁の詳細は補足説明資料 45-8 に示す。

油圧作動弁をさす。

※：Hydraulic Operated の略。

(重大事故等対処設備)

高圧代替注水系表 3.2-1

高圧代替注水系に関する重大事故等対処設備一覧

設備区分

設備名

主要設備

高圧代替注水系ポンプ【常設】

附属設備

－

水源

※1

流路

復水貯蔵槽【常設】蒸気系
高圧代替注水系（蒸気系） 配管・弁【常設】主蒸気系 配管・弁【常設】原子炉隔離時冷却系（蒸気系） 配管・弁【常設】注水系
高圧代替注水系（注水系） 配管・弁【常設】復水補給水系 配管・弁【常設】高圧炉心注水系 配管・弁【常設】残留熱除去系 配管・弁（7 号炉のみ）【常設】
給水系 配管・弁・スパージャ【常設】注水先

原子炉圧力容器【常設】電源設備 ※2

常設代替直流電源設備
AM 用直流 125V 蓄電池【常設】AM 用直流 125V 充電器【常設】上記常設代替直流電源設備への給電のための設備として以下の設備を使用する。
常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
可搬型直流電源設備
電源車【可搬】
AM 用直流 125V 充電器【常設】軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】

計装設備 ※3

高圧代替注水系系統流量【常設】原子炉水位（広帯域）【常設】原子炉水位（燃料域）【常設】原子炉水位（SA）【常設】原子炉圧力【常設】原子炉圧力（SA）【常設】
復水貯蔵槽水位（SA）【常設】※1：水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

添 3.2-9※2：単線結線図を補足説明資料 45-2 に示す。
電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※3：主要設備を用いた炉心損傷防止及び格納容器破損防止対策を成功させるために把握することが必要な原子炉施設の状態
計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

添 3.2-10

3.2.2.1.2 主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
(1) 高圧代替注水系ポンプ
種類
：ターボ形
容量
：182m 3 /h/台
全揚程
：958m
最高使用圧力：吸込側 1.37MPa[gage]/吐出側 11.8MPa[gage]
最高使用温度：77℃
個数
：1
取付箇所

：原子炉建屋地下 2 階

なお，水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」，電源設備については「3.14
電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」，計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

添 3.2-11

3.2.2.1.3 設置許可基準規則第 43 条への適合方針
3.2.2.1.3.1 設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

高圧代替注水系の高圧代替注水系ポンプは，原子炉建屋原子炉区域内に設置される設備であることから，想定される重大事故等時における原子炉
建屋原子炉区域内の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，表 3.2-2 に示す設計とする。
(45-3,45-4)
表 3.2-2 想定する環境条件及び荷重条件
環境条件等

対応

温度・圧力・湿度・放 原子炉建屋原子炉区域内で想定される温度，圧力，湿度
射線
及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による影響

屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。

海水を通水する系統への影響

淡水だけでなく海水も使用する（常時海水を通水しない）。原子炉圧力容器への注水は，可能な限り淡水源を優先し，海水通水は短期間とすることで，設備への影響を考慮する。

地震

適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）。

風（台風）・積雪

原子炉建屋原子炉区域内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。

電磁的障害

重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

また，高圧代替注水系ポンプは，表 3.2-3 に示す操作対象弁を操作することで起動・停止し，中央制御室の操作スイッチから遠隔操作可能な設計とする。

添 3.2-12

(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

高圧代替注水系を運転する場合は，原子炉隔離時冷却系側に蒸気が流入していないことを確認した後，高圧代替注水系注入弁及び高圧代替注水系
タービン止め弁を開操作することで原子炉圧力容器へ注水を行う。なお，
原子炉隔離時冷却系タービン止め弁が開状態から動作不能になった場合や，配管機能が喪失した場合で高圧代替注水系側へ蒸気供給ができない状況においては，原子炉隔離時冷却系過酷事故時蒸気止め弁を閉操作することで，高圧代替注水系側へ蒸気供給を行うことができる。
高圧代替注水系ポンプは，高圧代替注水系注入弁を開操作することで起動することから，ポンプ自体の起動操作は不要である。以上のことから，
高圧代替注水系の操作に必要な機器を表 3.2-3 に示す。
表に示すとおり，高圧代替注水系注入弁及び高圧代替注水系タービン止め弁の操作は，いずれも中央制御室における操作盤上での操作スイッチにより操作可能な設計とする。
中央制御室の操作スイッチを操作するにあたり，運転員の操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，操作対象については銘板をつける
ことで識別可能とし，運転員の操作及び監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。
ただし，仮に，電源設備が全て喪失し，中央制御室からの遠隔操作ができない場合であっても，高圧代替注水系注入弁と高圧代替注水系タービン
止め弁を現場で人力により手動操作することで，操作可能な設計とする。
いずれの操作弁も手動ハンドルが設置されており，現場での手動操作は，想定される重大事故等が発生した場合において，設置場所である原子炉建屋原子炉区域内の環境条件（被ばく影響等）を考慮の上，十分な操作空間を確保し，確実に手動操作可能な設計とする。
(45-3,45-4)

添 3.2-13

表 3.2-3
機器名称

状態の変化

高圧代替注水系
注入弁

弁閉→弁開

高圧代替注水系
タービン止め弁
原子炉隔離時冷
却系過酷事故時
蒸気止め弁 ※

操作対象機器
操作場所

操作方法

中央制御室

スイッチ操作

原子炉建屋地下 1 階

手動操作

弁閉→弁開
弁開→弁閉

中央制御室

スイッチ操作弁開→弁閉

原子炉建屋地下 1 階

原子炉建屋地下 1 階（6 号炉） 手動操作
原子炉建屋地上 1 階（7 号炉）
手動操作※:原子炉隔離時冷却系を運転中に原子炉隔離時冷却系タービン止め弁が開状態から動作不能となった場合や原子炉隔離時冷却系配管が機能喪失した場合に操作を行う。

(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

高圧代替注水系は表 3.2-4 に示すように，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能試験が可能な設計とする。また，停止中にポンプ分解検
査及び外観検査が可能な設計とする。
高圧代替注水系には，高圧代替注水系ポンプ吐出ラインからサプレッション・チェンバにつながるテストラインを設置し，発電用原子炉の運転中に原子炉蒸気を用いて高圧代替注水系ポンプ駆動用タービンを駆動させ，復水貯蔵槽の水をサプレッション・チェンバへ送水する機能・性能試験が可能な設計とする。また，発電用原子炉の停止中においても所内蒸気による機能・性能試験も可能となるよう，高圧代替注水系蒸気供給ラインに所
内蒸気供給ラインを設け，高圧代替注水系ポンプ駆動用タービンに所内蒸気を供給可能な設計とする。
高圧代替注水系を運転するために必要な操作対象弁（高圧代替注水系注入弁，高圧代替注水系タービン止め弁）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に開閉動作確認可能な構成とすることで，弁動作試験が可能な設計とする。

添 3.2-14一方で，原子炉隔離時冷却系過酷事故時蒸気止め弁については，発電用原子炉の運転中に開閉試験を行った場合に，閉状態で動作不能になるリスクを踏まえて，停止中にのみ弁動作試験を実施する。
また，高圧代替注水系ポンプは，ケーシングカバー及びタービンカバーの取り外しが可能な構造とし，停止中にポンプ及びタービンの部品（主軸，
軸受，羽根車及びタービン等）の分解検査による内部確認が可能な設計とする。
(45-5)

表 3.2-4
発電用原子炉の状態
運転中
停止中

高圧代替注水系の試験及び検査項目

内容

機能・性能試験

運転性能の確認，漏えいの確認

弁動作試験

弁開閉動作の確認

機能・性能試験

運転性能の確認，漏えいの確認

弁動作試験

弁開閉動作の確認

分解検査

ポンプ及びタービン部品の表面状態を，試験及び目視により確認

外観検査

ポンプ及びタービンの外観確認(4) 切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

高圧代替注水系は，原子炉隔離時冷却系と共用する高圧代替注水系蒸気供給ライン，高圧炉心注水系と共用する高圧代替注水系ポンプ吸込ライン，
給水系（7 号炉は残留熱除去系を含む）と共用する高圧代替注水系ポンプ
吐出ライン以外については，重大事故防止設備の目的のみに使用されるため，本来の用途以外の用途には使用しない。
本来の用途以外の用途として高圧代替注水系に使用する原子炉隔離時冷添 3.2-15

却系，高圧炉心注水系及び給水系（7 号炉は残留熱除去系を含む）の配管
ラインについては，通常時の隔離された系統構成から高圧代替注水系に切り替えるために表 3.2-3 で示す弁操作を行う。原子炉隔離時冷却系と共用する高圧代替注水系蒸気供給ラインについては，通常時の隔離された系統
構成から高圧代替注水系タービン止め弁を開操作することで，原子炉隔離
時冷却系から高圧代替注水系側への蒸気供給に切り替えることができる。
また，給水系（7 号炉は残留熱除去系を含む）と共用する高圧代替注水系
ポンプ吐出ラインについては，通常時の隔離された系統構成から高圧代替
注水系注入弁を開操作することで，高圧代替注水系の流路に切り替えることができる。これらの切替え操作については，中央制御室から遠隔操作可能な設計とし，操作弁も 2 弁と最小限の弁操作とする系統構成とすることで，図 3.2-2 で示すタイムチャートのとおり速やかに切替え可能な設計とする。
なお，高圧炉心注水系のポンプ吸込ラインについては，弁操作で切り替
えなくとも復水貯蔵槽の水を吸込可能な系統設計とする。原子炉隔離時冷却系タービン止め弁が開状態から動作不能になった場合や，配管機能が喪失した場合で高圧代替注水系側へ蒸気供給ができない状況においては，原子炉隔離時冷却系過酷事故時蒸気止め弁を閉操作することで，高圧代替注
水系側へ蒸気供給を行うことが可能な設計とする。
また，仮に，電源設備が全て喪失し，中央制御室からの遠隔操作ができない場合であっても，高圧代替注水系注入弁及び高圧代替注水系タービン
止め弁を現場で手動弁操作することにより，図 3.2-3 で示すタイムチャー
トのとおり速やかに切替え可能とする。
(45-4)

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

50

60

70

備考

15分 高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水開始

要員（数）

電源確認

中央制御室からの高圧代替注水系起動

図 3.2-2

中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

2系統構成，起動，注水開始

中央制御室からの高圧代替注水系起動のタイムチャート ＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての
1.2 で示すタイムチャート

添 3.2-16経過時間（分）
20

手順の項目

40

80

100

120

140

備考

40分 高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水開始

要員（数）中央制御室運転員 Ａ

60

1

通信連絡設備準備
原子炉水位監視
移動，系統構成

現場手動操作による高圧代替注水系起動

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

現場運転員 Ｅ，Ｆ

2

起動，注水開始

移動，原子炉水位計接続

図 3.2-3

原子炉水位監視（可搬式原子炉水位計）及び原子炉水位制御

現場手動操作による高圧代替注水系起動のタイムチャート ＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての
1.2 で示すタイムチャート(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1示す。

多様性，位置的分散，悪影響防止等」に

高圧代替注水系は，通常時は高圧代替注水系タービン止め弁を閉運用とすることで原子炉隔離時冷却系の蒸気供給ラインから隔離し，高圧代替注
水系注入弁を閉運用することで 6 号炉においては給水系の注水ライン，7号炉においては残留熱除去系の注水ラインから隔離する構成としており，
原子炉隔離時冷却系に対して悪影響を及ぼさない設計とする。また，高圧
代替注水系は，高圧炉心注水系(B)及び(C)に対して独立した注水ラインを有する設計とすることで，相互に悪影響を及ぼさない設計とする。
また，高圧代替注水系は，原子炉隔離時冷却系運転時に系統隔離弁が自動開することによる原子炉隔離時冷却系機能への悪影響を防止するために，
高圧代替注水系タービン止め弁及び高圧代替注水系注入弁に自動開閉イン
ターロックを設けない設計とし，高圧代替注水系を用いる場合は，弁操作によって，通常時の系統構成から重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
他系統との隔離弁を表 3.2-5 に示す。
なお，高圧代替注水系と原子炉隔離時冷却系，高圧炉心注水系は，相互に悪影響を及ぼすことのないように，同時に使用しない運用とする。

添 3.2-17

また，高圧代替注水系の蒸気系配管及び弁は，高圧の原子炉蒸気が供給されるラインであることから十分な強度をもたせた設計とする。
また，高圧代替注水系ポンプ駆動用タービンは，単段式のタービンであり，タービン翼は一体鍛造品の円板から放電加工により翼型を削り出す方
法で製造されているものを適用することで，タービンが破損により飛散す
ることがない設計とする。
(45-3，45-4，45-7)
表 3.2-5
取合系統

他系統との隔離弁

系統隔離弁

駆動方式

動作

給水系（6 号炉）
高圧代替注水系注入弁
残留熱除去系（7 号炉）

電動駆動

通常時閉
電源喪失時閉

原子炉隔離時冷却系

電動駆動

通常時閉
電源喪失時閉高圧代替注水系タービン
止め弁(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

高圧代替注水系の系統構成に操作が必要な弁の設置場所，操作場所を表
3.2-6 に示す。このうち，高圧代替注水系注入弁，高圧代替注水系タービ
ン止め弁は，中央制御室で操作するため，操作位置の放射線量が高くなる
おそれが少ないため操作が可能である。
また，仮に，電源設備が全て喪失し，中央制御室からの遠隔操作ができない場合については，高圧代替注水系注入弁及び高圧代替注水系タービン
止め弁を原子炉建屋内の設置場所で人力により手動操作を行うが，高圧代替注水系は事象初期に操作するものであり，操作位置の放射線量が高くなる前に操作する運用とする。
(45-3)

添 3.2-18

表 3.2-6
機器名称

操作対象機器設置場所

設置場所

操作場所

高圧代替注水系
注入弁

原子炉建屋地下 1 階

中央制御室

高圧代替注水系
タービン止め弁

原子炉建屋地下 1 階（6 号炉） 中央制御室
原子炉建屋地上 1 階（7 号炉） 原子炉建屋地下 1 階（6 号炉）

原子炉建屋地下 1 階

原子炉建屋地上 1 階（7 号炉）
原子炉隔離時冷
却系過酷事故時
蒸気止め弁 ※※

原子炉建屋地下 1 階

原子炉建屋地下 1 階

原子炉隔離時冷却系を運転中に原子炉隔離時冷却系タービン止め弁が開状態から動作不能となった場合や原子炉隔離時冷却系配管が機能喪失した
場合に操作を行う。

添 3.2-19

3.2.2.1.3.2 設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 2 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.2

容量等」に示す。

高圧代替注水系は，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する機能が喪失した場合においても，炉心の著しい損傷を防止するため，十分な期間，原子炉水位を維持できる容量を有する設計とする。高圧代替注水系ポンプの容量は，原子炉停止 30 分後に注水を確立した場合に炉心損傷を防止するために必要な流量 114m3/h 以上とし，設計基準事故対処設備の原子炉隔離時冷却系注水流量 182m3/h にあわせて 182m 3/h を公称値とする。なお，安全解析において，高圧代替注水系
注水流量が 182m3 /h の 20%減である約 146m3/h とした場合でも炉心損傷を防止することを確認しているため，注水流量の最小値は約 146m 3/h とする。
また，原子炉圧力容器に注水する場合の高圧代替注水系ポンプの全揚程
は，原子炉圧力容器に注水する場合の水源（復水貯蔵槽）と注水先（原子炉圧力容器）の圧力差，静水頭，機器圧損，配管及び弁類圧損を考慮し，
高圧代替注水系ポンプ 1 台運転で注水流量 182m 3/h 達成可能な設計とする。
(45-6)(2) 共用の禁止（設置許可基準規則第 43 条第 2 項二）(ⅰ) 要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1示す。

多様性，位置的分散，悪影響防止等」に

高圧代替注水系の高圧代替注水系ポンプは，二以上の発電用原子炉施設
において共用しない設計とする。

添 3.2-20

(3) 設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 2 項三）(ⅰ) 要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1示す。

多様性，位置的分散，悪影響防止等」に

高圧代替注水系は，高圧注水機能を持つ設計基準事故対処設備である高圧炉心注水系，原子炉隔離時冷却系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，表 3.2-7 に示すとおり多様性，位置的分散を図った設計とする。ポンプについては，地震，津波，溢水及び火災に対して，高圧炉心注
水系ポンプ(B)及び(C)，原子炉隔離時冷却系ポンプと同時に機能を損なう
おそれがないように，異なる階に位置的分散された原子炉建屋地下 2 階に配置する設計とする。
高圧代替注水系のサポート系として，冷却水は自己冷却とすることで高圧炉心注水系ポンプ(B)及び(C)，原子炉隔離時冷却系ポンプの冷却水と同時に機能喪失しない設計とする。ポンプ駆動源については，共通要因によって同時に機能を損なわないよう，タービン駆動とすることで電動機駆動
ポンプを使用する高圧炉心注水系に対して多様性を確保する設計とする。
なお，タービンを駆動させるための蒸気を供給する電動弁については，共通要因によって同時に機能を損なわないよう，設計基準事故対処設備である高圧炉心注水系(B)及び(C)，原子炉隔離時冷却系と異なる常設代替直流電源設備（AM 用 125V 蓄電池）により電源供給する設計とし，同時に機能喪失しない設計とする。
また，仮に，電源設備が全て喪失し，中央制御室からの遠隔操作ができない場合であっても，高圧代替注水系注入弁と高圧代替注水系タービン止め弁はハンドルを設けており手動操作可能であるため，現場で人力により手動操作することで，ポンプ起動可能であり，高圧炉心注水系と原子炉隔離時冷却系の電源と同時に機能喪失しない設計とする。
上記のとおり，高圧代替注水系は高圧注水機能を持つ設計基準事故対処設備である高圧炉心注水系，原子炉隔離時冷却系と位置的分散され，可能な限り多様性を図った設計とする。
(45-2，45-3，45-4，45-7)

添 3.2-21

表 3.2-7
項目

ポンプ

水源

多様性又は多重性，位置的分散

設計基準事故対処設備

重大事故等対処設備

高圧炉心注水系

原子炉隔離時冷却系

高圧代替注水系

高圧炉心注水系ポンプ(B)(C)

原子炉隔離時冷却系
ポンプ

高圧代替注水系ポンプ

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 2 階

復水貯蔵
槽

サプレッ
ション・
チェンバ

復水貯蔵
槽

サプレッシ
ョン・チェ
ンバ

復水貯蔵槽

廃棄物処
理建屋地
下2階

原子炉建
屋地下 3
階

廃棄物処
理建屋地
下2階

原子炉建屋
地下 3 階

廃棄物処理建屋地下 2 階

駆動用
空気

不要

不要

不要

潤滑油

不要（内包油）

自己潤滑不要（水潤滑）冷却水

原子炉補機冷却水系
及び原子炉補機冷却
海水系

自己冷却

自己冷却

非常用交流電源設備
駆動
電源

操作系

（ 非常用ディーゼル発

非常用直流電源設備

常設代替直
流電源設備

－

（蓄電池（非常用））（AM 用 125V
蓄電池）

原子炉建屋地上１階

コントロール建屋地下
１階及び地下中２階

原子炉建屋
地上４階

－

手動操作

手動操作

手動操作

手動操作

中央制御室

中央制御室

中央制御室

原子炉建屋

電機）

添 3.2-22

3.2.3 高圧代替注水系の現場操作の整備
全交流動力電源喪失，直流電源喪失を想定し，高圧代替注水系について，現場での人力による弁の操作で系統の起動及び十分な期間の運転継続を行うために必要な設備を整備する。
なお，操作手順等の詳細については，「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉
設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況について（個別手順）の 1.2 に示す。
(1) 操作概要
全交流動力電源喪失，常設直流電源系統喪失により中央制御室からの遠隔操作ができない場合に，現場での手動操作により高圧代替注水系を起動し，原子炉圧力容器への注水を実施する。
また，高圧代替注水系の現場起動操作において現場での原子炉水位監視のため可搬式原子炉水位計の接続を行う。
(2) 操作場所（7 号炉の例）
・原子炉建屋 地上 1 階，地下 1 階，地下 2 階（管理区域）(3) 必要要員数及び時間
高圧代替注水系現場起動のうち，現場での高圧代替注水系の系統構成及びタービン起動操作に必要な要員数，時間は以下のとおり。
・必要要員数 ：2 名（現場運転員 2 名）
・想定時間：40 分（実績時間：35 分）
また，現場での高圧代替注水系現場起動のうち，現場での可搬式原子炉水位計の接続に必要な要員数，時間は以下のとおり。
・必要要員数 ：2 名（現場運転員 2 名）
・想定時間：40 分（実績時間：37 分）

高圧代替注水系現場起動のタイムチャートを図 3.2-4 に示す。本操作は，放射線量が上昇する前に実施する。

添 3.2-23経過時間（分）
20

手順の項目

60

80

100

120

140

備考

40分 高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水開始

要員（数）中央制御室運転員 Ａ

401

通信連絡設備準備
原子炉水位監視
移動，系統構成

現場手動操作による高圧代替注水系起動

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

現場運転員 Ｅ，Ｆ

2

起動，注水開始

移動，原子炉水位計接続

図 3.2-4

原子炉水位監視（可搬式原子炉水位計）及び原子炉水位制御

現場手動操作による高圧代替注水系起動のタイムチャート ＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての
1.2 で示すタイムチャート(4) 操作の成立性について
・作業環境：バッテリー内蔵型 LED 照明を操作エリアに配備しており，建
屋内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，
ヘッドライト・懐中電灯をバックアップとして携行している。
操作は汚染の可能性を考慮し放射線防護具（全面マスク，個
人線量計，ゴム手袋）を装備して作業を行う。
・移動経路：バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており近接可能である。また，ヘッドライト・懐中電灯をバックアップとして携行している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
・操作性 ：通常の弁操作であり，操作性に支障はない。
・連絡手段：通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型
音声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制
御室に連絡する。
(5) 人力操作対象弁について（7 号炉の例）
高圧代替注水系の人力による現場起動に当たっては，プラント通常運転状
態から，図 3.2-5 で示す高圧代替注水系注入弁を開操作した後に，高圧代替
注水系タービン止め弁の開閉操作で起動停止可能な設計であり，これら 2 弁
は手動ハンドルが設置されている。
(6) 運転継続について
高圧代替注水系ポンプを人力操作で起動した後は，可搬式原子炉水位計を監視し，原子炉水位を所定の水位（L-3～L-8）に維持するように，L-8 に到

添 3.2-24

達した場合は高圧代替注水系を停止し，L-3 に到達した場合は高圧代替注水系を起動する操作を行う。また，復水貯蔵槽の補給が必要となった場合は，代替淡水源から外部接続口を通じて補給可能な設計となっている。以上の運転操作で，原子炉圧力容器が低圧になるまでの間，高圧代替注水系を運転することが可能であり，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの十分な期間の運転継続が可能であると考えている。

図 3.2-5

高圧代替注水系（HPAC）の現場操作（7 号炉の例）について

添 3.2-25

3.2.4 原子炉隔離時冷却系の現場操作の整備
全交流動力電源喪失，直流電源喪失を想定し，原子炉隔離時冷却系について，現場での人力による弁の操作で系統の起動及び十分な期間の運転継続を行うために必要な設備を整備する。
なお，操作手順等の詳細については，「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉
設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況について（個別手順）の 1.2 に示す。
(1) 操作概要
全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失により，中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動できない場合，かつ現場での弁の手動操作により高圧代替注水系を起動できない場合は，現場での弁の手動操作により原子炉隔離時冷却系を起動し原子炉圧力容器への注水を実施する。
また，原子炉隔離時冷却系の現場起動操作において現場での原子炉水位監視のため可搬式原子炉水位計の接続を行う。
(2) 操作場所（7 号炉の例）
・原子炉建屋 地上 1 階，地下 1 階，地下 3 階（管理区域）(3) 必要要員数及び時間
原子炉隔離時冷却系現場起動のうち，現場での原子炉隔離時冷却系系統構
成及びタービン起動操作に必要な要員数，時間は以下のとおり。
・必要要員数 ：2 名（現場運転員 2 名）
・想定時間：90 分（実績時間：80 分）
また，原子炉隔離時冷却系現場起動のうち，現場での可搬式原子炉水位計の接続に必要な要員数，時間は以下のとおり。
・必要要員数 ：2 名（現場運転員 2 名）
・想定時間目安：40 分（実績時間：37 分）

添 3.2-26

原子炉隔離時冷却系現場起動のタイムチャートを図 3.2-6 に示す。本操作
は，放射線量が上昇する前に操作を行う。
20

手順の項目

要員（数）
中央制御室運転員 Ａ

経過時間（分）
40

60

80

100

120

140

原子炉隔離時冷却系による 90分
原子炉圧力容器への注水開始
1

160

180

排水処理開始180分

備考

通信連絡設備準備
原子炉水位監視
移動，系統構成

現場運転員 Ｃ，Ｄ

防護具装着

2

起動，注水開始

現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動及び排水処理移動，原子炉水位計接続

現場運転員 Ｅ，Ｆ

2

防護具装着補助原子炉水位監視（可搬式原子炉水位計）及び原子炉水位制御
移動，資機材搬入
電源ケーブ ル敷設，接続

緊急時対策要員

4

ホース敷設，接続発電機，水中ポン プ 起動

図 3.2-6

現場手動操作による原子炉隔離時冷却系起動及び排水処理のタイムチャート ＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての
1.2 で示すタイムチャート(4) 操作の成立性について
・作業環境：バッテリー内蔵型 LED 照明を作業エリアに配備しており，建
屋内常用照明消灯時における作業性を確保している。また，懐中電灯をバックアップとして携行している。
直流電源喪失時に原子炉隔離時冷却系を運転するとタービン
グランド部より蒸気が漏えいすることから，原子炉隔離時冷却系ポンプ室に現場運転員が入室するのは原子炉隔離時冷却系起動時のみとし，その後速やかに退室する手順とする。したがって，原子炉隔離時冷却系ポンプ室入室時の蒸気漏えいに伴う環境温度の上昇による運転員への影響はないものと考えており，防護具（酸素呼吸器及び耐熱服）を確実に装着することにより本操作が可能である。
・移動経路：バッテリー内蔵型 LED 照明をアクセスルート上に配備しており近接可能である。また，ヘッドライト・懐中電灯をバックアップとして携行している。
アクセスルート上に支障となる設備はない。
・操作性 ：通常の弁操作であり，操作性に支障はない。
・連絡手段：通信連絡設備（送受話器，電力保安通信用電話設備，携帯型
音声呼出電話設備）のうち，使用可能な設備により，中央制
御室に連絡する。

添 3.2-27

(5) 人力操作対象弁について（7 号炉の例）
原子炉隔離時冷却系の人力による現場起動に当たっては，プラント通常運
転状態から，図 3.2-7 で示す原子炉隔離時冷却系注入弁の開操作，及びポンプ冷却水の流路確保のため，原子炉隔離時冷却系冷却水ライン止め弁，原子炉隔離時冷却系その他ドレン弁を開操作した後に，原子炉隔離時冷却系ター
ビン止め弁の開閉操作で起動停止可能な設計であり，これら 7 弁は手動ハンドルが設置されている。
(6) 運転継続について
原子炉隔離時冷却系ポンプを人力操作で起動した後は，可搬式原子炉水位計を監視し，原子炉水位を所定の水位（L-3～L-8）に維持するように，原子炉隔離時冷却系過酷事故時蒸気止め弁の開度調整を行う。原子炉隔離時冷却系ポンプ起動後，排水がポンプ室床面に溢水することが想定されるが，ポン
プ本体が水没する前に，排水を移送することで運転継続可能とする。なお，
運転継続に必要な原子炉隔離時冷却系過酷事故時蒸気止め弁の開度調整及び排水処理についてはポンプ室外での運転操作であり，操作時に原子炉隔離時
冷却系タービンからの蒸気漏えいの影響がない場所での操作運用とする。また，復水貯蔵槽の補給が必要となった場合は，代替淡水源から外部接続口を通じて補給可能な設計となっている。以上の運転操作で，原子炉圧力容器が低圧になるまでの間，原子炉隔離時冷却系を運転することが可能であり，原
子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧
時の冷却対策の準備が整うまでの十分な期間の運転継続が可能であると考えている。

添 3.2-28

図 3.2-7

原子炉隔離時冷却系（RCIC）の現場操作（7 号炉の例）について

添 3.2-29

3.2.5
3.2.5.1

重大事故等対処設備（設計基準拡張）
原子炉隔離時冷却系

3.2.5.1.1 設備概要
原子炉隔離時冷却系は，非常用炉心冷却系の 1 つである。非常用炉心冷却系
は，冷却材喪失事故時に燃料被覆管の重大な損傷を防止し，ジルコニウム－水反応を極力抑え，崩壊熱を長期にわたって除去する機能を持ち，低圧注水系，
高圧炉心注水系，原子炉隔離時冷却系及び自動減圧系で構成する。
原子炉隔離時冷却系は，蒸気駆動タービン 1 台，タービン駆動ポンプ 1 台，
配管，弁類，ストレーナ及び計測制御装置からなり，冷却材喪失事故時には，
低圧注水系，高圧炉心注水系及び自動減圧系と連携して，炉心を冷却する機能を有する。
本系統は，原子炉水位低又はドライウェル圧力高の信号で作動を開始し，復水貯蔵槽の水又はサプレッション・チェンバのプール水を給水系等を経由して原子炉圧力容器へ注水する。水源は，第一次水源として復水貯蔵槽の水を使用するが，復水貯蔵槽の水位が設定値より下がるか，サプレッション・チェンバのプール水位が設定値より上がると第二次水源のサプレッション・チェンバのプール水に自動的に切り替わる。
なお，本系統は，給水系からの給水喪失時に原子炉水位の異常低下を防止し水位を維持する機能も併せ持っている。
本系統の系統概要図を図 3.2-8 に，重大事故等対処設備（設計基準拡張）一
覧を表 3.2-8 に示す。
本系統は設計基準対象施設であるが，想定される重大事故等時においてその機能を期待するため，重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置付ける。

添 3.2-30

・水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方
針を示す章）」で示す。
・計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方
針を示す章）」で示す。

サプレッション・チェンバ

図 3.2-8

原子炉隔離時冷却系

添 3.2-31

系統概要図

表 3.2-8

原子炉隔離時冷却系に関する重大事故等対処設備（設計基準拡張）一覧

設備区分

設備名

主要設備

原子炉隔離時冷却系ポンプ【常設】

附属設備

－

水源

※1

復水貯蔵槽【常設】サプレッション・チェンバ【常設】流路

原子炉隔離時冷却系
主蒸気系

配管・弁【常設】

復水補給水系
高圧炉心注水系
給水系

配管・弁・ストレーナ【常設】

配管・弁【常設】
配管・弁【常設】

配管・弁・スパージャ【常設】注水先

原子炉圧力容器【常設】電源設備 ※2

所内蓄電式直流電源設備
直流 125V 蓄電池 A【常設】直流 125V 蓄電池 A-2【常設】AM 用直流 125V 蓄電池【常設】直流 125V 充電器 A【常設】直流 125V 充電器 A-2【常設】AM 用直流 125V 充電器【常設】上記所内蓄電式直流電源設備への給電のための設備として以下の設備を使用する。
常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備

計装設備 ※3

原子炉隔離時冷却系系統流量【常設】原子炉水位（広帯域）【常設】原子炉水位（燃料域）【常設】原子炉水位（SA）【常設】原子炉圧力【常設】原子炉圧力（SA）【常設】
復水貯蔵槽水位（SA）【常設】※1：水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※2：電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※3：主要設備を用いた炉心損傷防止及び格納容器破損防止対策を成功させるために把握することが必要な原子炉施設の状態
計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

添 3.2-32

3.2.5.1.2 主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
(1) 原子炉隔離時冷却系ポンプ
容量：約 190m3/h/台
全揚程：約 190m～約 900m
個数
：1
取付箇所
：原子炉建屋地下 3 階
なお，水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」，電源設備については「3.14
電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」，計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

添 3.2-33

3.2.5.1.3 設置許可基準規則第 43 条への適合方針
原子炉隔離時冷却系は，想定される重大事故等時に重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用するため，「2.3 重大事故等対処設備に関する基本方
針」のうち，多様性，位置的分散を除く設計方針を適用して設計を行う。
原子炉隔離時冷却系ポンプについては，設計基準事故対処設備として使用する場合と同様の系統構成で重大事故等においても使用するため，他の施設に悪影響を及ぼさない設計である。
重大事故等対処設備（設計基準拡張）としての原子炉隔離時冷却系ポンプの多様性又は多重性，位置的分散については，非常用交流電源設備（非常用ディーゼル発電機）及び非常用直流電源設備（蓄電池（非常用））が使用可能な場合
において，設計基準対象施設として使用する場合と同様に表 3.2-9 に示す設計である。
原子炉隔離時冷却系は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計である。
基本方針については，「2.3.1

表 3.2-9多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

重大事故等対処設備(設計基準拡張)の多様性又は多重性，位置的分散
項目

重大事故等対処設備（設計基準拡張）
高圧炉心注水系

原子炉隔離時冷却系

高圧炉心注水系ポンプ(B)(C)

原子炉隔離時冷却系ポンプ

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

復水貯蔵槽

復水貯蔵槽

サプレッション・チェンバ

サプレッション・チェンバ

駆動用空気

不要

不要

潤滑油

不要（内包油）

自己潤滑

ポンプ
水源

冷却水

原子炉補機冷却水系
及び原子炉補機冷却海水系

非常用交流電源設備
駆動電源（ 非常用ディーゼル発電機）
原子炉建屋地上１階

自己冷却

非常用直流電源設備（蓄電池（非常用））
コントロール建屋
地下１階及び地下中２階

原子炉隔離時冷却系ポンプについては，設計基準事故時の非常用炉心冷却機能を兼用しており，設計基準事故時に使用する場合の容量が，重大事故等の収束に必要な容量に対して十分である。
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。

添 3.2-34

原子炉隔離時冷却系ポンプについては，原子炉建屋原子炉区域内に設置される設備であることから，想定される重大事故等が発生した場合における原子炉
建屋原子炉区域内の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，表 3.2-10 に示す設計である。
表 3.2-10想定する環境条件及び荷重条件

環境条件等

対応

温度・圧力・湿度・放 原子炉建屋原子炉区域内で想定される温度，圧力，湿度
射線
及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による影響

屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。

海水を通水する系統への影響

海水を通水しない。

地震

適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）。

風（台風）・積雪

原子炉建屋原子炉区域内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。

電磁的障害

重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

また，原子炉隔離時冷却系は想定される重大事故等時において，中央制御室
にて操作可能な設計である。原子炉隔離時冷却系の系統構成及び運転に必要な操作機器は，中央制御室で操作することから，操作位置の放射線量が高くなる
おそれが少ないため操作が可能である。
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
原子炉隔離時冷却系については，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等においても使用する設計である。また，原子炉隔離時
冷却系については，テストラインにより系統の機能・性能試験及び漏えいの有
無の確認並びに弁の開閉動作の確認が可能な設計である。原子炉隔離時冷却系
ポンプについては，発電用原子炉の運転中又は停止中に系統の機能・性能試験が可能な設計であり，発電用原子炉の停止中に分解検査及び外観検査が可能な設計である。
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

添 3.2-35

3.2.5.2

高圧炉心注水系

3.2.5.2.1 設備概要
高圧炉心注水系は，非常用炉心冷却系の 1 つである。非常用炉心冷却系は，冷却材喪失事故時に燃料被覆管の重大な損傷を防止し，ジルコニウム－水反応を極力抑え，崩壊熱を長期にわたって除去する機能を持ち，低圧注水系，高圧
炉心注水系，原子炉隔離時冷却系及び自動減圧系で構成する。
高圧炉心注水系は，電動機駆動ポンプ 2 台，スパージャ，配管，弁類，ストレーナ及び計測制御装置からなり，冷却材喪失事故時には，低圧注水系，原子炉隔離時冷却系及び自動減圧系と連携して炉心を冷却する機能を有する。
本系統は，原子炉水位低又はドライウェル圧力高の信号で作動を開始し，復水貯蔵槽の水又はサプレッション・チェンバのプール水を炉心上部に取付けられたスパージャから燃料集合体上に注水することによって炉心を冷却する。また，原子炉水位高信号で注水を自動的に停止する。この系は，中央制御室外原
子炉停止装置からの手動操作によっても運転が可能である。水源は，第一次水源として復水貯蔵槽の水を使用するが，復水貯蔵槽の水位が設定値より下がる
か，サプレッション・チェンバのプール水位が設定値より上がると第二次水源のサプレッション・チェンバのプール水に自動的に切り替わるようになっている。
本系統の系統概要図を図 3.2-9 に，重大事故等対処設備（設計基準拡張）一
覧を表 3.2-11 に示す。
本系統は設計基準対象施設であるが，想定される重大事故等時においてその機能を期待するため，重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置付ける。

添 3.2-36

・水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方
針を示す章）」で示す。
・計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方
針を示す章）」で示す。

サプレッション・チェンバ

図 3.2-9

高圧炉心注水系

添 3.2-37

系統概要図

表 3.2-11

高圧炉心注水系に関する重大事故等対処設備（設計基準拡張）一覧

設備区分

設備名

主要設備

高圧炉心注水系ポンプ【常設】

附属設備

－

水源

※1

復水貯蔵槽【常設】サプレッション・チェンバ【常設】流路

高圧炉心注水系 配管・弁・ストレーナ・スパージャ【常設】
復水補給水系 配管・弁【常設】

注水先

原子炉圧力容器【常設】電源設備 ※1

非常用交流電源設備
非常用ディーゼル発電機（設計基準拡張）【常設】計装設備 ※2

高圧炉心注入系系統流量【常設】原子炉水位（広帯域）【常設】原子炉水位（燃料域）【常設】原子炉水位（SA）【常設】
復水貯蔵槽水位（SA）【常設】※1：水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※2：電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※3：主要設備を用いた炉心損傷防止及び格納容器破損防止対策を成功させるために把握することが必要な原子炉施設の状態
計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

添 3.2-38

3.2.5.2.2 主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
(1) 高圧炉心注水系ポンプ容量：約 180m3/h/台～約 730m3/h/台
全揚程：約 890m～約 190m
個数
：2
取付箇所
：原子炉建屋地下 3 階
なお，水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」，電源設備については「3.14
電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」，計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

添 3.2-39

3.2.5.2.3 設置許可基準規則第 43 条への適合方針
高圧炉心注水系は，想定される重大事故等時に重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用するため，「2.3 重大事故等対処設備に関する基本方針」のうち，多様性，位置的分散を除く設計方針を適用して設計を行う。
高圧炉心注水系ポンプについては，設計基準対象施設として使用する場合と同様の系統構成で重大事故等においても使用するため，他の施設に悪影響を及ぼさない設計である。
重大事故等対処設備（設計基準拡張）としての高圧炉心注水系ポンプの多様性又は多重性，位置的分散については，非常用ディーゼル発電機及び常設直流電源が使用可能な場合において，設計基準対象施設として使用する場合と同様に表 3.2-9 に示す設計である。
高圧炉心注水系は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計である。
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

高圧炉心注水系ポンプについては，設計基準事故時の非常用炉心冷却機能を兼用しており，設計基準事故時に使用する場合の容量が，重大事故等の収束に必要な容量に対して十分である。
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
高圧炉心注水系ポンプについては，原子炉建屋原子炉区域内に設置される設
備であることから，想定される重大事故等が発生した場合における原子炉建屋
原子炉区域内の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，表 3.2-12 に示す設計である。

添 3.2-40

表 3.2-12

想定する環境条件及び荷重条件

環境条件等

対応

温度・圧力・湿度・放 原子炉建屋原子炉区域内で想定される温度，圧力，湿度
射線
及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による影響

屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。

海水を通水する系統への影響

海水を通水しない。

地震

適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）。

風（台風）・積雪

原子炉建屋原子炉区域内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。

電磁的障害

重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

また，高圧炉心注水系は中央制御室にて操作可能な設計である。高圧炉心注水系の系統構成及び運転に必要な操作機器は，中央制御室で操作することから，操作位置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

高圧炉心注水系については，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等においても使用する設計である。また，高圧炉心注水系については，テストラインにより系統の機能・性能試験及び漏えいの有無の確認並びに弁の開閉動作の確認が可能な設計である。高圧炉心注水系ポンプについては，発電用原子炉の運転中又は停止中に系統の機能・性能試験が可能な設計であり，発電用原子炉の停止中に分解検査及び外観検査が可能な設計である。
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

添 3.2-41

3.3 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備【46 条】【設置許可基準規則】（原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備）
第四十六条 発電用原子炉施設には，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の減圧機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉冷却材
圧力バウンダリを減圧するために必要な設備を設けなければならない。
（解釈）
１ 第４６条に規定する「炉心の著しい損傷」を「防止するため，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
（１）ロジックの追加
ａ）原子炉水位低かつ低圧注水系が利用可能な状態で，逃がし安全弁を作動させる減圧自動化ロジックを設けること（BWR の場合）。
（２）可搬型重大事故防止設備ａ）常設直流電源系統喪失時においても，減圧用の弁（逃がし安全弁（BWR の場合）又は主蒸気逃がし弁及び加圧器逃がし弁（PWR の場合））を作動させ原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧操作が行えるよう，手動設備又は可搬型
代替直流電源設備を配備すること。
ｂ）減圧用の弁が空気作動弁である場合，減圧用の弁を作動させ原子炉冷却材
圧力バウンダリの減圧操作が行えるよう，可搬型コンプレッサー又は窒素ボンベを配備すること。
ｃ）減圧用の弁は，想定される重大事故等が発生した場合の環境条件において確実に作動すること。

添 3.3-1

3.3 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
3.3.1 設置許可基準規則第 46 条への適合方針
原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の減圧機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原
子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するために，以下の逃がし安全弁の作動に必要な措置及び設備を設ける。
(1)

代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）（設置許可基準規則解釈の第 1 項(1) a））
設計基準事故対処設備が有する原子炉の自動減圧機能が喪失した場合において，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するため，原子炉水位低（レベル 1）及び残留熱除去系ポンプ運転（低圧注水モード）の場合に，逃がし安全弁（4 個）を作動させる減圧自動化ロジックを設ける。

(2)

逃がし安全弁機能回復（可搬型代替直流電源供給）（設置許可基準規則解釈の第 1 項(2) a））
逃がし安全弁の作動に必要な常設直流電源系統が喪失した場合でも，AM 用切替装置(SRV)を切り替えることで，可搬型直流電源設備からの供給により逃がし
安全弁（8 個）の作動が可能な設計とする。
また，駆動回路に逃がし安全弁用可搬型蓄電池を接続することで，逃がし安全弁（2 個）の手動による作動が可能な設計とする。

(3)

逃がし安全弁機能回復（代替窒素供給）（設置許可基準規則解釈の第 1 項(2)b））
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，逃がし安全弁の機能回復のための重大事故等対処設備として，高圧窒素ガス供給系を使用する。
高圧窒素ガス供給系は，逃がし安全弁の作動に必要な逃がし弁機能用アキュ
ムレータ及び自動減圧機能用アキュムレータの充填圧力が喪失した場合において，高圧窒素ガス供給系の高圧窒素ガスボンベにより，全ての逃がし安全弁（18個）への窒素ガス供給が可能な設計とする。

(4)

逃がし安全弁の背圧対策（設置許可基準規則解釈の第 1 項(2) c））
想定される重大事故等の環境条件を考慮して，原子炉格納容器圧力が仮に設
計圧力の 2 倍の状態（620kPa[gage]）となった場合においても確実に逃がし安全弁を作動させることができるように，供給圧力を設定する。

(5)

原子炉建屋ブローアウトパネル
格納容器バイパス（インターフェイスシステム LOCA）発生時において，原子炉建屋ブローアウトパネルは，開放設定圧力に到達した時点で自動的に開放することにより原子炉建屋原子炉区域内の減圧及び環境改善が可能な設計とする。

添 3.3-2

その他，設計基準対象施設であるが，想定される重大事故等時において，その機能を期待するため，以下の設備を重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置付ける。
(6)

インターフェイスシステム LOCA 隔離弁
インターフェイスシステム LOCA 隔離弁である高圧炉心注水系注入隔離弁は，格納容器バイパス（インターフェイスシステム LOCA）発生時において，弁の手動操作により原子炉冷却材の漏えい箇所を隔離する機能を有する。

また，技術的能力審査基準への適合のため，復旧手段として，以下を整備する。
(7)

復旧手段の整備
設計基準事故対処設備である逃がし安全弁（自動減圧機能付き）が全交流動
力電源喪失又は常設直流電源喪失により発電用原子炉の減圧ができない場合に，代替電源により逃がし安全弁の作動に必要な直流電源を確保し，逃がし安全弁を復旧することで発電用原子炉を減圧する。なお，電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

なお，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための自主対策設備として，以下を整備する。
(8)

手動（タービンバイパス弁，タービン制御系）による原子炉冷却材圧力バウ
ンダリの減圧
主蒸気隔離弁が全開状態であり，かつ常設所内電源が健全で，復水器の真空が維持できている場合に，タービンバイパス弁を開操作することで原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧する。

(9)直流給電車接続による減圧直流給電車は，可搬型代替交流電源設備（電源車）の交流電源を整流することにより，直流電源を供給することができ，直流 125V 主母線盤に接続することで，逃がし安全弁の機能を回復させて原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧する。

(10)

代替逃がし安全弁駆動装置による原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧
代替逃がし安全弁駆動装置は，逃がし安全弁機能回復（代替窒素供給）との独立性，位置的分散を考慮した系統構成で，代替逃がし安全弁駆動装置からの窒素ガスを，手動操作により逃がし安全弁（自動減圧機能なし 10 個のうち 4 個）に供給する。
代替逃がし安全弁駆動装置による逃がし安全弁の作動は，電磁弁操作を必要とせず，排気ポートから直接逃がし安全弁駆動用アクチュエータに高圧窒素ガスを供給することで，逃がし安全弁を開操作することができる。

添 3.3-3

3.3.2

重大事故等対処設備

3.3.2.1

逃がし安全弁

3.3.2.1.1
設備概要
逃がし安全弁は原子炉冷却材圧力バウンダリの過度の圧力上昇を防止するため原子炉格納容器内の主蒸気系配管に設置された重大事故等対処設備であり，主蒸気系からの排気は，排気管によりサプレッション・チェンバのプール水面下に導き凝縮するようにする。逃がし安全弁は，バネ式(アクチュエータ付)で，アクチュエータにより逃がし弁として作動させることもできるバネ式安全弁である。
すなわち，逃がし安全弁は，バネ式の安全弁に，外部から強制的に開閉を行う
アクチュエータを取付けたもので，蒸気圧力がバネの設定圧力に達すると自動開放するほか，外部信号によってアクチュエータのピストンに，逃がし弁機能用ア
キュムレータ及び自動減圧機能用アキュムレータに蓄圧された窒素を供給してアクチュエータを作動させ，弁を強制的に開放することができる。逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュムレータは通常運転時に不活性ガ
ス系及び高圧窒素ガス供給系より窒素が供給されており，アクチュエータの作動に必要となる圧力を上回る窒素圧力を蓄えることで，確実に逃がし安全弁の作動が可能な設計とする。なお，不活性ガス系は設計基準対象施設であり，重大事故等時に使用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置付けない。
なお，炉心損傷時に原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧状態である場合において，高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱による原子炉格納容器の破損を防止するため，逃がし安全弁を手動開操作して発電用原子炉を減圧することが可能な設計とする。
逃がし安全弁，逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュムレータに関する系統概要図を図3.3-1に，逃がし安全弁の設備概要図を図3.3-2に，重大事故等対処設備一覧を表3.3-1に示す。
(1)

逃がし弁機能本機能における逃がし安全弁は，原子炉冷却材圧力バウンダリの過度の圧力上昇を抑えるため，原子炉圧力高の信号により，逃がし弁機能用アキュムレー
タに蓄圧された窒素をアクチュエータのピストンに供給して強制的に開放する。

(2)

安全弁機能
本機能における逃がし安全弁は，原子炉冷却材圧力バウンダリの過度の圧力上昇を抑えるため，逃がし弁機能のバックアップとして，圧力の上昇に伴いス
プリングに打ち勝って自動開放されることにより，原子炉冷却材圧力バウンダ
リの最も過酷な圧力変化の場合にも原子炉圧力が最高使用圧力の 1.1 倍を超えないように設計されている。なお，18 個の逃がし安全弁は，すべてこの機能を有している。

(3)

手動による原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧
逃がし安全弁は，中央制御室からの遠隔手動操作による逃がし弁機能用アキュムレータの窒素をアクチュエータに供給して18個の弁を作動することが可能な設計とする。また，18個の逃がし安全弁のうち8個については，逃がし安全弁
添 3.3-4

機能用アキュムレータとは独立した自動減圧機能用アキュムレータを有しており，中央制御室からの遠隔手動操作による自動減圧機能用アキュムレータの窒素をアクチュエータに供給することにより弁を作動することも可能な設計とする。
なお，格納容器バイパス（インターフェイスシステムLOCA）発生時において，原子炉冷却材圧力バウンダリの損傷箇所の発見又は隔離ができない場合の重大事故等対処設備として，逃がし安全弁は，中央制御室からの手動操作によって弁を作動し，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧させることで原子炉冷却材の漏えいを抑制できる設計とする。
(4)

逃がし弁機能用アキュムレータ
アキュムレータのうち，逃がし弁機能用アキュムレータは，逃がし安全弁が逃がし弁機能により原子炉冷却材圧力バウンダリの過度の圧力上昇を抑えるた
めに必要な駆動用窒素を供給する。逃がし弁機能用アキュムレータは，通常運
転時に不活性ガス系及び高圧窒素ガス供給系より窒素供給されており，アクチ
ュエータ作動に必要となる圧力を上回る窒素圧力をあらかじめ保有することが可能な設計とする。なお，18 個の逃がし弁機能用アキュムレータは，全てこの機能を有しており，各々のアキュムレータが各逃がし安全弁に窒素供給が可能な設計とする。

(5)

自動減圧機能用アキュムレータ
アキュムレータのうち，自動減圧機能用アキュムレータは，原子炉水位低とドライウェル圧力高の両方の信号により，逃がし安全弁（自動減圧機能付き）
を強制的に開放するために必要な駆動用窒素を供給する。自動減圧機能用アキュムレータは，通常運転時に不活性ガス系及び高圧窒素ガス供給系より窒素供給されており，アクチュエータ作動に必要となる圧力を上回る窒素圧力をあらかじめ保有することが可能な設計とする。なお，8 個の自動減圧機能用アキュム
レータは，全てこの機能を有しており，各々のアキュムレータが各逃がし安全弁（自動減圧機能付き）に窒素供給が可能な設計とする。

添 3.3-5

図 3.3-1

逃がし安全弁，逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュムレータ 系統概要図

添 3.3-6

高圧窒素ガス供給系B系

不活性ガス系

高圧窒素ガス供給系A系：重大事故等対処設備

主蒸気系

主蒸気系

逃がし弁機能用
アキュムレータ

自動減圧機能用
アキュムレータ

主蒸気系

逃がし安全弁（自動減圧機能付き）
B系：４弁

逃がし安全弁
10弁

逃がし安全弁（自動減圧機能付き）
A系：４弁

原子炉格納容器内

：手動弁

：逆止弁

：電動弁

：自動減圧機能用アキュムレータ
：逃がし弁機能用アキュムレータ

：電磁弁：逃がし安全弁・電源設備については「3.14電源設備（設置許可基準規則第57条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・計装設備については「3.15計装設備（設置許可基準規則第58条に対する設計方針を示す章）」で示す。

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません

図 3.3-2

逃がし安全弁 設備概要図

添 3.3-7

表 3.3-1
設備区分

逃がし安全弁に関する重大事故等対処設備一覧
設備名
主要設備
逃がし安全弁【常設】※１
逃がし弁機能用アキュムレータ【常設】自動減圧機能用アキュムレータ【常設】
附属設備
－
水源
－
流路
主蒸気系配管・クエンチャ【常設】
注水先
－
※2
電源設備
所内蓄電式直流電源設備
直流 125V 蓄電池 A【常設】直流 125V 蓄電池 A-2【常設】AM 用直流 125V 蓄電池【常設】直流 125V 充電器 A【常設】直流 125V 充電器 A-2【常設】AM 用直流 125V 充電器【常設】可搬型直流電源設備
電源車【可搬】
AM 用直流 125V 充電器【常設】軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
上記所内蓄電式直流電源設備への給電のための設備として以下の設備を使用する。
常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備※3計装設備
原子炉圧力【常設】原子炉圧力（SA）【常設】※1：6 号及び 7 号炉における逃がし安全弁各 18 個のうち，自動減圧機能を有する弁は，以下のとおり（6 号炉）B21-NO-F001A,C,F,H,L,N,R,T 計 8 個（7 号炉）B21-NO-F001A,C,F,H,L,N,R,T 計 8 個※2：単線結線図を補足説明資料 46-2 に示す。
電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※3：主要設備を用いた炉心損傷防止及び格納容器破損防止対策を成功させるために把握することが必要な発電用原子炉施設の状態
計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

添 3.3-8

3.3.2.1.2
主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
(1)逃がし安全弁
型式：バネ式（アクチュエータ付）
個数
：18
取付箇所
：原子炉格納容器内（安全弁機能）吹出圧力(MPa[gage])
7.92
7.99
8.06
8.13
8.19

弁個数
2
4
4
4
4

容量／個（吹出圧力×1.03 において）(t/h)
395
399
402
406
409

（逃がし弁機能）
吹出圧力(MPa[gage])
7.51
7.58
7.64
7.71
7.78
7.85

弁個数
1
1
4
4
4
4

容量／個（吹出圧力において）
(t/h)
363
367
370
373
377
380

(2) 逃がし弁機能用アキュムレータ
種類：縦置円筒形（6 号炉），横置円筒形（7 号炉）
個数
：18
容量
：約 15L/個
最高使用圧力：1.77MPa[gage]
最高使用温度：171℃
取付箇所：原子炉格納容器内(3) 自動減圧機能用アキュムレータ
種類：縦置円筒形（6 号炉），横置円筒形（7 号炉）
個数：8
容量：約 200L/個
最高使用圧力：1.77MPa[gage]
最高使用温度：171℃
取付箇所：原子炉格納容器内
添 3.3-9

3.3.2.1.3
設置許可基準規則第 43 条への適合方針
3.3.2.1.3.1
設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

逃がし安全弁，逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュム
レータは，原子炉格納容器内に設置している設備であることから，想定される重大事故等時における原子炉格納容器内の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，表 3.3-2 に示す設計とする。
想定される重大事故等時の環境条件下のうち，原子炉格納容器の圧力が仮に設計圧力の 2 倍の状態（620kPa[gage]）となった場合においても，確実に逃がし安全弁を作動させることができるよう，高圧窒素ガス供給系の供給圧力を設定する。また，原子炉格納容器内へスプレイを行うことにより，逃がし安全弁
近傍の格納容器温度を低下させることが可能な設計とする。
逃がし安全弁の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室の操作スイッチから遠隔操作が可能な設計とする。
（46-3）
表 3.3-2 想定する環境条件及び荷重条件
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・放 原子炉格納容器内で想定される温度※，圧力，湿度及び放射線
射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による影響 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
海水を通水する系統へ 海水を通水することはない。
の影響
地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方
針」に示す）。
風（台風）・積雪
原子炉格納容器内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
電磁的障害
重大事故等時においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。
※原子炉圧力容器下鏡部温度が 300℃に到達した場合には，逃がし安全弁の環境条件のうち，温度の条件を緩和するため，原子炉格納容器内へスプレイする。ただし，仮に原子炉格納容器内
へスプレイしない場合であっても，評価上，原子炉圧力容器底部が破損に至るまでの間，逃がし安全弁は発電用原子炉の減圧機能を維持可能な設計とする。
（46-3）

添 3.3-10

(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
逃がし安全弁の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室における操作盤上での操作スイッチにより操作が可能な設計とする。
中央制御室の操作スイッチを操作するにあたり，運転員の操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，操作対象については銘板をつけることで識別可能とし，運転員の操作及び監視性を考慮して確実に操作が可能な設計とする。
また，逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュムレータについては，操作不要な設計とする。
以下の表 3.3-3 に操作対象機器を示す。
（46-3）

機器名称
逃がし安全弁

表 3.3-3 操作対象機器
状態の変化
操作場所
弁閉→弁開
中央制御室

操作方法
スイッチ操作(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
逃がし安全弁は，表 3.3-4 に示すように発電用原子炉の停止中に機能・性能試験及び分解検査，外観検査を行うことが可能な設計とし，機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
機能・性能試験として，安全弁機能検査，逃がし弁機能検査，自動減圧機能検査を行うことが可能な設計とする。
安全弁機能検査として，窒素ガスにより検査対象弁の入口側を加圧し，その吹出し圧力を測定し，その吹出し圧力が許容範囲内にあることを確認し，また，

添 3.3-11窒素ガスにより，弁の入口側を加圧し，規定圧力で保持後，弁座からの漏えい量を確認することが可能な設計とする。
逃がし弁機能検査として，圧力スイッチの動作に必要な圧力を加え，圧力ス
イッチが動作したときの動作値が許容範囲内であることを確認し，逃がし弁動
作信号を模擬的に発信，復旧させることにより，逃がし安全弁が「全開」及び「全閉」することが確認可能な設計とする。
自動減圧機能検査として，自動減圧系を作動させ，逃がし安全弁が全開するまでの時間を測定し，自動減圧機能を有する逃がし安全弁の全数が，許容動作範囲内で「全開」動作することが確認可能な設計とする。
分解検査として，浸透探傷検査により性能に影響を及ぼす指示模様がないこと，目視により性能に影響を及ぼすおそれのある傷，割れ等がないことについて逃がし安全弁部品の表面状態の確認を行うことが可能な設計とする。
逃がし安全弁は，中央制御室からの遠隔操作により弁の開閉を行い，「全開」
から「全閉」，並びに「全閉」から「全開」へ動作することが確認可能な設計とする。
なお，逃がし安全弁は，多重性を備えた機器であるが，各々が独立して他の系統へ悪影響を及ぼさず検査が可能な設計とし，発電用原子炉の停止中における検査を行う際，接近性を考慮した必要な空間を備え，構造上接近又は検査が困難とならない設計とする。
（46-5）

発電用原子炉の状態
停止中

表 3.3-4 逃がし安全弁の試験及び検査項目
内容
機能・性能試験

分解検査
外観検査

吹出し圧力確認
安全弁機能による作動確認
逃がし弁機能による作動確認
自動減圧機能による作動確認
弁本体，弁座からの漏えいの確認
逃がし安全弁の部品の表面状態を，検査及び目視により確認
逃がし安全弁外観の確認

逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュムレータは，表3.3-5 に示すように発電用原子炉の停止中に機能・性能試験，外観検査が可能とし，機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュムレータは，機能・性能試験として，高圧窒素ガスボンベから高圧窒素ガスを供給することで，添 3.3-12

逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュムレータの漏えいの有無の確認を行うことが可能な設計とする。
逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュムレータは，外観検査として，目視により性能に影響を及ぼすおそれのある傷，割れ等がないことについて表面状態の確認を行うことが可能な設計とする。

表 3.3-5

逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュムレータの試験及び検査
発電用原子炉
項目
内容
の状態
停止中
機能・性能試験
逃がし弁機能用アキュムレータ（逃がし弁機能用，自動減圧機能用）からの漏えいの確認
外観検査
逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュムレータ外観の確認

なお，逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュムレータは，多重性を備えた機器であるが，各々が独立して他の系統へ悪影響を及ぼさず検査が可能な設計とし，発電用原子炉の停止中における検査を行う際，接近性を考慮した必要な空間を備え，構造上接近又は検査が困難とならない設計とする。

(4) 切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
逃がし安全弁，逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュム
レータは，本来の用途以外の用途として使用しない。また，切替えが不要であり，使用にあたり切り替えることなく使用できる設計とする。
（46-4）(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
添 3.3-13

(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

逃がし安全弁，逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュム
レータは，設計基準事故対処設備として使用する場合と同じ系統構成で重大事
故等対処設備として使用することにより，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
（46-3, 46-4）(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設
置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

逃がし安全弁は，表 3.3-6 に示すように原子炉格納容器内に設置されている設備であるが，中央制御室から操作可能な設計とし，操作位置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。
逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュムレータについては，操作不要な設計とする。また，逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュムレータの供給圧力が喪失した場合でも，高圧窒素ガス供給
系の窒素ガスボンベにより全ての逃がし安全弁（18 個）への窒素ガス供給が可能であり，逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュムレータ
の復旧作業が不要な設計とする。
（46-3）
表 3.3-6
機器名称
逃がし安全弁操作対象機器設置場所
設置場所
操作場所
原子炉格納容器内
中央制御室

添 3.3-14

3.3.2.1.3.2
設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 2 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.2

容量等」に示す。

逃がし安全弁は，設計基準事故対処設備の弁吹出量が，想定される重大事故
等時において，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するために必要な弁吹出量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備の弁吹出量と同仕様の設計とする。
自動減圧機能用アキュムレータは，設計基準事故対処設備としての自動減圧機能用アキュムレータの供給窒素の容量が，想定される重大事故等時において，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための逃がし安全弁の開動作に必要な供給窒素の容量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備の供給窒素の容量と同仕様の設計とする。
逃がし弁機能用アキュムレータは，設計基準対象施設としての逃がし弁機能用アキュムレータの供給窒素の容量が，想定される重大事故等時において，原
子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための逃がし安全弁の開動作に必要な供給窒素の容量に対して十分であるため，設計基準対象施設の供給窒素の容量と同仕様の設計とする。
（46-6）(2) 共用の禁止（設置許可基準規則第 43 条第 2 項二）(ⅰ) 要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
逃がし安全弁，逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュム
レータは，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。

(3) 設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 2 項三）(ⅰ) 要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
添 3.3-15

(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
逃がし安全弁，逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュム
レータは，設計基準事故対処設備と重大事故等対処設備としての安全機能を兼ねる設備であるが，想定される重大事故等時に必要な個数に対して十分に余裕を持った個数を分散して設置することにより，多重性を有する設計とする。また，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた原子炉格納容器内に設置することにより，外部からの共通要因によって同時に安全機能が損なわれるおそれがない設計とする。
逃がし安全弁は，中央制御室からの手動操作又は代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）からの信号により作動することで，自動減圧機能による作動に対して多様性を有する設計とする。また，逃がし安全弁は，所内蓄電式直流電源設備（直流 125V 蓄電池 A，直流 125V 蓄電池 A-2，AM 用直流 125V 蓄電池）
及び可搬型直流電源設備（電源車）からの給電により作動することで，非常用直流電源設備(蓄電池（非常用）)からの給電による作動に対して多様性を有する設計とする。
逃がし安全弁の多様性又は多重性，位置的分散について，表 3.3-7 に示す。
（46-2，46-3, 46-4）

表 3.3-7

項目

駆動用窒
素供給源
駆動電源

操作系

多様性又は多重性，位置的分散

重大事故等対処設備（設計基準事故対処設備としての安全機能を兼ねる）
逃がし安全弁
逃がし弁機能（18 個）※1
自動減圧機能（8 個）※1
逃がし弁機能用アキュムレータ（18 個）
自動減圧機能用アキュムレータ（8 個）原子炉格納容器内

原子炉格納容器内

非常用直流電源設備(蓄電池（非常用）)

常設代替直流電源設備(AM 用直流 125V 蓄電池)

可搬型直流
電源設備（電源車）

非常用直流電源設備(蓄電池（非常用）)

コントロール建屋

原子炉建屋

コントロール建屋

インターロック
又は手動操作
中央制御室

手動操作

荒浜側高台
保管場所及
び大湊側高
台保管場所
手動操作

中央制御室

中央制御室

インターロック又は手
動操作
中央制御室

所内蓄電式直流電源設備（直流 125V 蓄電池 A，直流
125V 蓄電池 A-2，AM 用直流
125V 蓄電池）
原子炉建屋及びコントロ
ール建屋

手動操作
中央制御室

※1：6 号及び 7 号炉における逃がし安全弁各 18 個のうち，自動減圧機能を有する
弁は，以下のとおり（6 号炉）B21-NO-F001A,C,F,H,L,N,R,T 計 8 個（7 号炉）B21-NO-F001A,C,F,H,L,N,R,T 計 8 個

添 3.3-16

3.3.2.2

代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）

3.3.2.2.1
設備概要
代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）は，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の自動減圧機能が喪失した場合においても，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉水位低（レベル 1）及び残留熱除去系ポンプ運転（低圧注水モード）の場合に，逃がし安全弁を作動させることを目的として回路を設けるものである。
本系統は，原子炉水位低（レベル 1）及び残留熱除去系ポンプ運転（低圧注水モード）の場合に，逃がし安全弁（4 個）を作動させる減圧自動化ロジックを設ける構成とする。原子炉水位低（レベル 1）の検出器を多重化し作動回路を 2 out of 3
論理にて自動的に信号を発信し，信頼性向上を図る設計とする。なお，重大事故等時において原子炉スクラム失敗時に自動減圧系が自動起動すると，高圧炉心注水系
及び低圧注水系から大量の冷水が注水され，出力の急激な上昇に繋がるため，自動減圧系の起動阻止スイッチを用いて，自動起動を阻止する設計とする。
代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）に関する重大事故等対処設備一覧を
表 3.3-8 に示す。
表 3.3-8

代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）に関する重大事故等対処設備一覧
設備区分
設備名
主要設備
代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）【常設】
自動減圧系の起動阻止スイッチ【常設】
附属設備
－
水源
－
流路
－
注水先
－
※1
電源設備
非常用交流電源設備
非常用ディーゼル発電機（設計基準拡張）【常設】※2計装設備
原子炉圧力【常設】原子炉圧力（SA）【常設】原子炉水位（広帯域）【常設】原子炉水位（燃料域）【常設】原子炉水位（SA）【常設】※1：単線結線図を補足説明資料 46-2 に示す。
電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※2：主要設備を用いた炉心損傷防止及び格納容器破損防止対策を成功させるために把握することが必要な発電用原子炉施設の状態
計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

添 3.3-17

3.3.2.2.2
主要設備の仕様
主要設備の仕様を図 3.3-3 に示す。
凡例

2/3

2 out of 3 論理

A系ロジック
SA-ADS(A)起動
信号リセットADS(A)/SA-ADS(A)
自動起動阻止
KOS

OR 論理

阻止
通常

AND 論理原子炉水位低(ﾚﾍﾞﾙ1)

区分Ⅰ
区分Ⅱ

2/3

(WO)
(WO)

T.D.

区分Ⅲ

残留熱除去系ポンプ吐出圧力高

(WO)

信号阻止

ADS

自動減圧系

SA-ADS

代替自動減圧機能

TD

タイマー （10分）

A

ND

常時無励磁

B

KOS

キースイッチ

C

ND

A系と同様

ND

ND

B系ロジックＳＲＶアクチュエータ

SV-C SV-B SV-A

逃がし安全弁（ADS機能付き（8弁））
A, C, F, H
L, N, T, R
：代替自動減圧機能（4弁）

逃がし安全弁用電磁弁・電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準
規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準
規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

図 3.3-3

代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）説明図

なお，電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」，計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条
に対する設計方針を示す章）」で示す。
また，代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）は，以降，代替自動減圧機能という。

添 3.3-18

3.3.2.2.3
設置許可基準規則第 43 条への適合方針
3.3.2.2.3.1
設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
代替自動減圧機能は，中央制御室内及び原子炉建屋原子炉区域内に設置される設備であることから，想定される重大事故等時における，中央制御室及び原子炉建屋原子炉区域内の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，表 3.3-9 に示す設計とする。
自動減圧系の起動阻止スイッチは，中央制御室から遠隔操作が可能な設計とする。
（46-3）
表 3.3-9
環境条件等
温度・圧力・湿度・放射線
屋外の天候による影響
海水を通水する系統への影響
地震

風（台風）・積雪
電磁的障害

想定する環境条件及び荷重条件
対応
中央制御室内及び原子炉建屋原子炉区域内で想定される
温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
海水を通水することはない。
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方
針」に示す）。
中央制御室内及び原子炉建屋原子炉区域内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
重大事故等時においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。

添 3.3-19

(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
代替自動減圧機能は，原子炉水位低（レベル 1）及び残留熱除去系ポンプ運転（低圧注水モード）の場合に，逃がし安全弁（4 個）を作動させる減圧自動化ロジックを設ける設計とする。原子炉水位低（レベル 1）の検出器を多重化し作動回路が 2 out of 3 論理にて自動的に信号を発信するよう，信頼性向上を図る設計とする。
自動減圧系の起動阻止スイッチは，想定される重大事故等時において，中央制御室にて操作が可能な設計とする。自動減圧系の起動阻止スイッチを操作するにあたり，操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，誤操作防止のために銘板をつけることで識別可能とし，運転員の操作及び監視性を考慮して確実に操作が可能な設計とする。
（46-3）(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
代替自動減圧機能は，逃がし安全弁の作動信号を発信する設備であり，発電用原子炉の運転中に試験又は検査を実施する場合には，過大な出力変動等により発電用原子炉に外乱を与える可能性があり，かつ，試験中又は検査中は機能自体が維持できない状態となる為，表 3.3-10 に示すように発電用原子炉の停止中に機能・性能の確認が可能な設計とする。機能・性能確認として，模擬入力によるロジック回路動作確認（自動減圧系の起動阻止スイッチの機能確認を含む。），校正，設定値及びタイマーの確認ができる設計とする。
（46-5）
表 3.3-10
発電用原子炉の状態
停止中

代替自動減圧機能の試験及び検査項目
内容

機能・性能試験

設定値確認
タイマーの確認
ロジック確認（自動減圧系の起動阻止
スイッチの機能確認を含む）

添 3.3-20

(4) 切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
代替自動減圧機能は，想定される重大事故等時において，他の系統と切り替えることなく使用が可能な設計とする。
（46-4）(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
代替自動減圧機能は，他の設備に悪影響を及ぼさないよう以下の措置を講じる設計とする。
代替自動減圧機能のロジック回路は，多重化された自動減圧系とは別の制御盤に収納することで，自動減圧系に悪影響を及ぼさない設計とする。
検出器（原子炉水位低（レベル 1），残留熱除去系ポンプ吐出圧力高）からの入力信号については共用しているが，自動減圧系と電気的な隔離装置（リレー）を用いて信号を分離し，自動減圧系に悪影響を及ぼさない設計とする。また，ロジック回路からの作動用電磁弁制御信号についても共用しているが，自動減圧系と電気的な隔離装置（リレー）を用いて信号を分離しており，自動減圧系に悪影響を及ぼさない設計とする。
代替自動減圧機能のロジック回路は，他の設備と遮断器又はヒューズによる
電気的な分離をすることで他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
（46-3,46-11,46-12）(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設
置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。

添 3.3-21

(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
代替自動減圧機能は，現場における操作が不要な設計とする。
また，自動減圧系の起動阻止スイッチは，中央制御室から操作可能な設計とし，操作位置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。
（46-3）

添 3.3-22

3.3.2.2.3.2

設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 2 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
代替自動減圧機能は，想定される重大事故等時において，炉心の著しい損傷を防止するためのシステムであることを考慮し，炉心が露出しないように有効
燃料棒頂部より高い設定として，「原子炉水位低（レベル 1）」信号の計器誤差を考慮して確実に作動する設計とする。なお，逃がし安全弁の作動は冷却材の放出となり，その補給に残留熱除去系による注水が必要であることから，原子炉水位低（レベル 1）及び残留熱除去系ポンプ運転（低圧注水モード）の場合に，逃がし安全弁（4 個）を作動させる減圧自動化ロジックを設ける設計とする。
（46-6）(2) 共用の禁止（設置許可基準規則第 43 条第 2 項二）(ⅰ) 要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
代替自動減圧機能は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。
(3) 設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 2 項三）(ⅰ) 要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
代替自動減圧機能のロジック回路は，多重化された自動減圧系の制御盤と位置的分散を図ることで，地震，火災，溢水等の主要な共通要因によって同時に機能を損なわない設計とする。
添 3.3-23

また，代替自動減圧機能は，自動減圧系と共通要因によって同時に機能が損なわれないよう，ロジック回路をアナログ回路で構築することで，ロジック回
路をディジタル回路で構築する自動減圧系に対して多様性を有する設計とする。
代替自動減圧機能のロジック回路は，他の設備と遮断器又はヒューズによる
電気的な分離をすることで，共通要因によって同時に機能を損なわない設計とする。
（46-3,46-11）

添 3.3-24

3.3.2.3

逃がし安全弁機能回復（可搬型代替直流電源供給）

3.3.2.3.1
設備概要
逃がし安全弁の作動に必要な常設直流電源系統が喪失した場合でも，AM 用切替装置(SRV)を切り替えることで，可搬型直流電源設備からの供給により逃がし安全弁（8 個）の作動が可能な設計とする。可搬型直流電源設備として，電源車を配備する。
電源車は，代替所内電気設備へ接続することにより，AM 用 MCC を経由し復水移送ポンプ等に電源供給しつつ，AM 用直流 125V 充電器を経由し，24 時間にわたり逃がし安全弁等，重大事故等の対応に必要な直流設備へ電源供給できる設計とする。また，軽油タンクより，タンクローリ（4kL）を用いて燃料を補給が可能な設計とする。
また，駆動回路に逃がし安全弁用可搬型蓄電池を接続することで，逃がし安全弁（2 個）の作動が可能な設計とする。逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，24 時間にわたり逃がし安全弁（2 個）を連続開可能な容量を有する設計とする。
逃がし安全弁機能回復（可搬型代替直流電源供給）に関する重大事故等対処設備
一覧を表 3.3-11 に示す。

添 3.3-25

表 3.3-11
設備区分
主要設備※1

附属設備
燃料流路
電路

逃がし安全弁機能回復（可搬型代替直流電源供給）に関する重大事故等対処設備一覧
設備名
電源車【可搬】
AM 用直流 125V 充電器【常設】AM 用切替装置（SRV）【常設】
逃がし安全弁用可搬型蓄電池【可搬】
軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】―
軽油タンク出口ノズル・弁【常設】ホース【可搬】
電源車～緊急用電源切替箱接続装置～AM 用直流 125V 蓄電池及び充電器～AM 用切替装置（SRV）電路（電源車～緊急用電源切替箱接続装置電路【可搬】）（緊急用電源切替箱接続装置～AM 用切替装置（SRV）電路【常設】）
電源車～AM 用動力変圧器～AM 用直流 125V 蓄電池及び充電器～AM 用切替装置（SRV）電路（電源車～AM 用動力変圧器電路【可搬】）（AM 用動力変圧器～AM 用切替装置（SRV）電路【常設】）

逃がし安全弁用可搬型蓄電池～駆動回路電路【可搬】※1：単線結線図を補足説明資料 46-2 に示す。
主要設備のうち，電源車及び AM 用直流 125V 充電器については「3.14 電源設
備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

添 3.3-26

3.3.2.3.2
主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
（1）逃がし安全弁用可搬型蓄電池
型式：リチウムイオン電池
個数：2（予備 1（6 号及び 7 号炉で共用））
容量：2072Wh
電圧
：135V
使用箇所
：原子炉建屋地下 1 階
保管場所：原子炉建屋地下 1 階（2）電源車(6 号及び 7 号炉共用)
エンジン
台数：8（予備 1）
使用燃料
：軽油
発電機
台数
：8（予備 1）
種類
：同期発電機容量：約 500kVA/台
力率
：0.8
電圧
：6.9kV
周波数
：50Hz
設置場所
：原子炉建屋電源車第一設置場所及び第二設置場所
保管場所：荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所（3）AM 用直流 125V 充電器
個数
：1
電圧
：125V
容量
：約 300A
取付箇所：原子炉建屋内の原子炉区域外地上 4 階（4）AM 用切替装置（SRV）
個数
：一式
取付箇所
：コントロール建屋地上 2 階
なお，上記（2），（3）の電源設備の詳細については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」にて示す。

添 3.3-27

3.3.2.3.3
3.3.2.3.3.1

設置許可基準規則第 43 条への適合方針
設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，原子炉建屋内の原子炉区域外に設置される設備であることから，想定される重大事故等時における原子炉建屋内の原子炉
区域外の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，表 3.3-12 に示す設計とする。
AM 用切替装置（SRV）は，中央制御室内に設置される設備であることから，想定される重大事故等時における中央制御室内の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，表 3.3-12 に示す設計とする。
また，逃がし安全弁用可搬型蓄電池の接続作業は，逃がし安全弁用可搬型蓄電池の接続場所である原子炉建屋内の原子炉区域外にて可能な設計とする。
（46-3）

表 3.3-12
環境条件等
温度・圧力・湿度・放射線
屋外の天候による影響
海水を通水する系統への影響
地震

風（台風）・積雪
電磁的障害

想定する環境条件及び荷重条件
対応
原子炉建屋内の原子炉区域外及び中央制御室内で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
海水を通水することはない。
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方
針」に示す）。
原子炉建屋内の原子炉区域外及び中央制御室内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
重大事故等時においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

添 3.3-28

(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池の接続作業は，想定される重大事故等時において，原子炉建屋内の原子炉区域外の環境条件（被ばく影響等）を考慮の上，原子炉建屋内の原子炉区域外にて可能な設計とする。
作業場所である原子炉建屋内の原子炉区域外は，運転員のアクセス性，操作性を考慮して十分な作業空間を確保する。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池の接続作業は，一般的に用いられる工具（ドライバー等）を用いて，確実に作業ができる設計とし，作業場所である原子炉建
屋内の原子炉区域外近傍，アクセスルートの近傍又は中央制御室内に保管する。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，車輪の設置により運搬，移動ができるとともに，設置場所である原子炉建屋内の原子炉区域外にてボルト固定により転倒防止対策が可能な設計とする。
AM 用切替装置（SRV）は，中央制御室の制御盤内の切替え装置にて手動による操作が可能な設計とする。中央制御室の切替え装置を操作するにあたり，運転員の操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，切替え装置は誤操作防止のために銘板をつけることで識別可能とし，運転員の操作及び監視性を考慮して確実に操作が可能な設計とする。
表 3.3-13 に操作対象機器の操作場所等を示す。
（46-3,46-4）

機器名称
逃がし安全弁用
可搬型蓄電池AM 用切替装置（SRV）

表 3.3-13 操作対象機器
状態の変化
操作場所
接続箇所端子リフト
原子炉建屋内の原子逃がし安全弁用可搬型
炉区域外
蓄電池接続
スイッチ操作 OFF→ON（逃がし安全弁閉→開）
切→入
中央制御室
（AM 用直流 125V 充電器
側）

操作方法
接続操作

スイッチ操作切替え装置の操作(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。
添 3.3-29

(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，表 3.3-14 に示すように発電用原子炉の運転中又は停止中に外観検査，機能・性能試験が可能な設計とする。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，外観検査として，目視により性能に影響を及ぼすおそれのある傷，割れ等がないことについて表面状態の確認を行えるとともに，電圧の確認を行うことが可能な設計とする。
（46-5）
表 3.3-14 逃がし安全弁用可搬型蓄電池の試験及び検査
発電用原子炉の項目
内容
状態
運転中又は停止 外観検査
逃がし安全弁用可搬型蓄電池外観
中の確認
機能・性能試験
電圧の確認

AM 用切替装置（SRV）は，表 3.3-15 に示すように発電用原子炉の停止中に外観検査，機能・性能検査が可能な設計とする。
性能の確認として，電気回路の絶縁抵抗に異常がないことを確認する。外観検査として，目視により性能に影響を及ぼすおそれのある傷，割れ等がないことについて表面状態の確認を行うことが可能な設計とする。
（46-5）
表 3.3-15
AM 用切替装置（SRV）の試験及び検査
発電用原子炉の
項目
内容
状態
停止中
外観検査
AM 用切替装置（SRV）外観の確認
機能・性能試験AM 用切替装置（SRV）の性能（電気回路の絶縁抵抗）確認(4) 切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ) 適合性
添 3.3-30

基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池及び AM 用切替装置（SRV）は，本来の用途以外の用途には使用しない設計とする。逃がし安全弁用可搬型蓄電池の接続は，接続規格を統一することにより，速やかに接続操作が可能な設計とする。
図 3.3-4 に原子炉建屋内の原子炉区域外での逃がし安全弁用可搬型蓄電池の接続による逃がし安全弁(自動減圧機能付き)開放のタイムチャートを示す。
図 3.3-5 に可搬型直流電源設備からの供給による逃がし安全弁開放のタイム
チャートを示す。
（46-4,46-7）
経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

50

40

備考

70

60

逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁開放 55分

要員（数）電源確認，通信連絡設備準備

中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

2

発電用原子炉の減圧確認については，中央制御室又は原子炉建屋地
下１階計装ラック室（管理区域）にて確認が可能である
ため，いずれかの計器で確認する。

可搬計測器接続
減圧確認

逃がし安全弁用可搬型蓄電池
による逃がし安全弁(自動減圧機能付き)開放

現場運転員 Ｃ，Ｄ

移動，系統構成2

減圧確認
移動，系統構成

現場運転員 Ｅ，Ｆ

図 3.3-4

可搬型蓄電池，ケーブ ル接続

2

減圧操作開始逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁(自動減圧機能付き)開放のタイムチャート
経過時間（時間）
10分

手順の項目

20分

30分

40分

50分

1

2

3

常設代替直流電源設備による逃がし安全弁開放
35分

要員（数）

4

5

6

7

8

9

10

11

備考

12

可搬型直流電源設備による逃がし安全弁開放
7時間35分

通信連絡設備準備

中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

2

可搬計測器接続

通信連絡設備準備

AM用MCC受電

電源切替
減圧操作，減圧確認
移動，電路構成

移動，系統構成

可搬型直流電源設備による逃がし安全弁(自動減圧機能なし)開放

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

移動，受電確認
移動，電源ケーブ ル接続前準備

減圧確認

AM直流125V充電器盤受電及び換気設備運転

移動，系統構成

現場運転員 Ｅ，Ｆ

2

緊急時対策要員

6

発電用原子炉の減圧確認については，中央制御室又は原子炉建屋地下１階計装ラック室（管理区域）にて確認が可能であるため，いずれかの計器で確認する。

電源車からの給電
電源ケーブ ル接続

図 3.3-5 可搬型直流電源設備による逃がし安全弁（自動減圧機能なし）開放のタイムチャート＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての 1.3 で示すタイムチャート(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
添 3.3-31

逃がし安全弁用可搬型蓄電池及び AM 用切替装置（SRV）は，通常時に接続先の系統と分離された状態で保管する。逃がし安全弁用可搬型蓄電池及び AM 用切替装置（SRV）を用いる場合は，通常時の系統構成から重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
（46-4）(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設
置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池及び AM 用切替装置（SRV）は，線源からの離隔距離により放射線量が高くなるおそれの少ない設置場所である，原子炉建屋内の原子炉区域外及び中央制御室に設置し，設置場所で操作可能である。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池及び AM 用切替装置（SRV）の設置場所並びに操作場所を表 3.3-16 に示す。
（46-3）

機器名称
逃がし安全弁用
可搬型蓄電池AM 用切替装置（SRV）

表 3.3-16 操作対象機器設置場所
設置場所
操作場所
原子炉建屋地下 1 階
原子炉建屋地下 1 階（原子炉建屋内の原子炉区域外） （原子炉建屋内の原子炉区域外）
中央制御室
中央制御室

添 3.3-32

3.3.2.3.3.2

設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 2 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
AM 用切替装置(SRV)を切り替えることで，可搬型直流電源設備からの供給により，24 時間にわたり逃がし安全弁（8 個）の作動が可能な設計とする。

(2) 共用の禁止（設置許可基準規則第 43 条第 2 項二）(ⅰ) 要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
AM 用切替装置（SRV）は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。

(3) 設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 2 項三）(ⅰ) 要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
AM 用切替装置(SRV)を切り替えることで，可搬型直流電源設備からの電源供給による逃がし安全弁の作動は，直流 125V 蓄電池 A，直流 125V 蓄電池 A-2 及
び直流 125V 蓄電池 B からの電源供給による逃がし安全弁の作動と異なる電源及び電路で構成されており，多様性を有する設計とする。
（46-3,46-4）

添 3.3-33

3.3.2.3.3.3

設置許可基準規則第 43 条第 3 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 3 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量に加え，十分に余裕のある容量を有するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，24 時間にわたり逃がし安全弁（2 個）を連続開可能な容量を有するものを，6 号及び 7 号炉にそれぞれ 1 セット 1 個使用する。保有数は 6 号，7 号炉それぞれで 1 セット 1 個に，故障時及び保守点検による待機徐外時のバックアップ用として 1 個（6 号及び 7 号炉共用）を分散して保管する。
（46-6）(2) 確実な接続（設置許可基準規則第 43 条第 3 項二）(ⅰ) 要求事項
常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。）と接続するものにあっては，当該常設設備と容易かつ確実に接続することができ，かつ，二以上の系統又は発電用原子炉施設が相互に使用することができるよう，接続部の規格の統一その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池の接続は，接続規格を統一することにより，一般的に使用される工具（ドライバー等）を用いて容易かつ確実に接続操作が可能な設計とする。
（46-4,46-7）(3) 複数の接続口（設置許可基準規則第 43 条第 3 項三）(ⅰ) 要求事項
常設設備と接続するものにあっては，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外か
ら水又は電力を供給するものに限る。）の接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設けるものであること。

(ⅱ) 適合性
添 3.3-34

基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，原子炉建屋の外から水又は電力を供給する
設備ではなく，原子炉建屋内の原子炉区域外から接続可能な設計とする。

(4) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項四）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において可搬型重大事故等対処設備を設置場所に据え付け，及び常設設備と接続することができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池の接続は，線源からの離隔距離により放射線量が高くなるおそれの少ない設置場所である，原子炉建屋内の原子炉区域外で確実に速やかに接続が可能である。
（46-3）(5) 保管場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項五）(ⅰ) 要求事項
地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロ
リズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管すること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，津波，その他自然現象による影響（風（台風），竜巻，積雪，低温，落雷，火山の影響，森林火災，降水，生物学的事象）
及び外部人為事象（近隣工場等の火災又は爆発，有毒ガス）に対して，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた原子炉建屋内の原子炉区域外に保管する。
また，直流125V蓄電池A，直流125V蓄電池A-2，直流125V蓄電池B及びAM用直流125V蓄電池と位置的分散を図り保管及び設置する。
（46-3）(6) アクセスルートの確保（設置許可基準規則第 43 条第 3 項六）(ⅰ) 要求事項
添 3.3-35

想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，工場等内の道路及び通路が確保できるよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池の運搬経路は，津波，その他自然現象による影響（風（台風），竜巻，積雪，低温，落雷，火山の影響，森林火災，降水，生物学的事象）及び外部人為事象（近隣工場等の火災又は爆発，有毒ガス）に対して，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた原子炉建屋内の原子炉区域外に確保し，地震時の迂回路も考慮して複数の屋内アクセスルートを確保する。
（『可搬型重大事故等対処設備保管場所及びアクセスルートについて』参照）
なお，溢水等に対しては，アクセスルートでの被ばくを考慮した放射線防護具を着用することとし，運用については，「技術的能力説明資料 1.0 重大事故等対策における共通事項」に，火災防護については，「2.2 火災による損傷の防止（設置許可基準規則第 41 条に対する設計方針を示す章）」に示す。
（46-9）(7) 設計基準事故対処設備及び常設重大事故防止設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 3 項七）(ⅰ) 要求事項
重大事故防止設備のうち可搬型のものは，共通要因によって，設計基準事故
対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設
重大事故防止設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた原子炉建屋内の原子炉区域外に設置し，直流 125V 蓄電池 A，直流 125V 蓄電
池 A-2，直流 125V 蓄電池 B 及び AM 用直流 125V 蓄電池と位置的分散を図る設計とする。
また，逃がし安全弁用可搬型蓄電池はリチウムイオン蓄電池であるが，直流125V 蓄電池 A，直流 125V 蓄電池 A-2，直流 125V 蓄電池 B 及び AM 用直流 125V
蓄電池は鉛蓄電池であり，多様性を有する設計とする。
（46-3,46-4,46-8）

添 3.3-36

3.3.2.4

逃がし安全弁機能回復（代替窒素供給）

3.3.2.4.1
設備概要
逃がし安全弁の作動に必要な逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能用
アキュムレータの供給圧力が喪失した場合に備え，高圧窒素ガス供給系を設ける。
本系統は，逃がし安全弁に対して窒素ガスを供給するものであり，高圧窒素ガスボ
ンベ及び高圧窒素ガス供給系の配管・弁等で構成する。
高圧窒素ガス供給系は，独立した2系列で位置的分散を図る系統構成であり，中央制御室又は現場での弁操作により高圧窒素ガスボンベの高圧窒素ガスを，逃がし安全
弁及び逃がし安全弁（自動減圧機能付き）のアクチュエータのピストンへ供給する。
なお，高圧窒素ガス供給系の各系列には使用側及び待機側の2系列の高圧窒素ガスボ
ンベが設置されており，ボンベ圧力が低下した場合においても，現場操作により高圧
窒素ガスボンベの切替え又は取替えが可能な設計とする。
高圧窒素ガス供給系の系統圧力は，逃がし安全弁（自動減圧機能付き）の作動環境条件を考慮して格納容器圧力が設計圧力の2倍の状態（620kPa[gage]）においても全開可能な圧力に設定する。
高圧窒素ガス供給系の系統概要図を図3.3-6に，重大事故等対処設備一覧を表
3.3-17に示す。

添 3.3-37

図 3.3-6

高圧窒素ガス供給系

添 3.3-38

系統概要図

高圧窒素ガスボンベ（B）

高圧窒素ガス供給系B系

不活性ガス系

高圧窒素ガスボンベ（A）

高圧窒素ガス供給系A系

高圧窒素ガスボンベ（予備分）：重大事故等対処設備

自動減圧機能用
アキュムレータ

主蒸気系

主蒸気系

主蒸気系

逃がし弁機能用
アキュムレータ

原子炉建屋原子炉区域内

逃がし安全弁（自動減圧機能付き）
B系：４弁

逃がし安全弁
10弁

逃がし安全弁（自動減圧機能付き）
A系：４弁

原子炉格納容器内

：手動弁

：逆止弁

：減圧弁

：電動弁

：自動減圧機能用
アキュムレータ：逃がし弁機能用
アキュムレータ：電磁弁：逃がし安全弁表3.3-17

逃がし安全弁機能回復（代替窒素供給）に関する重大事故等対処設備一覧
設備区分
設備名
主要設備
高圧窒素ガスボンベ【可搬】
附属設備
－
水源
－
流路
高圧窒素ガス供給系 配管・弁【常設】自動減圧機能用アキュムレータ【常設】
逃がし弁機能用アキュムレータ【常設】
注水先
－
電源設備
－
※1
計装設備（補助）
高圧窒素ガス供給系 ADS 入口圧力【常設】高圧窒素ガス供給系 窒素ガスボンベ出口圧力【常設】※1 ：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いる補助パラメータ

3.3.2.4.2
主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
(1)高圧窒素ガスボンベ
個数：5（予備 20）
容量
：約 47L/本
充填圧力：約 15MPa[gage]
設置場所：原子炉建屋地上 4 階
保管場所：原子炉建屋地上 4 階

添 3.3-39

3.3.2.4.3
設置許可基準規則第 43 条への適合方針
3.3.2.4.3.1
設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
高圧窒素ガスボンベは，原子炉建屋内の原子炉区域外に保管及び設置する設備であることから，想定される重大事故等時における原子炉建屋内の原子炉区
域外の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，表 3.3-18 に示す設計とする。
また，高圧窒素ガスボンベの切替え及び取替え作業は，想定される重大事故
等時において，設置場所で可能な設計とする。
（46-3,46-7,46-8）
表 3.3-18
環境条件等
温度・圧力・湿度・放射線
屋外の天候による影響
海水を通水する系統への影響
地震

風（台風）・積雪
電磁的障害

想定する環境条件及び荷重条件
対応
原子炉建屋内の原子炉区域外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
海水を通水することはない。
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方
針」に示す）。
原子炉建屋内の原子炉区域外に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
重大事故等時においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。

添 3.3-40

(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
高圧窒素ガスボンベの切替え及び取替えは，想定される重大事故等時において，原子炉建屋内の原子炉区域外の環境条件（被ばく影響等）を考慮の上，原子炉建屋内の原子炉区域外にて作業可能な設計とする。
作業場所である原子炉建屋内の原子炉区域外は，運転員のアクセス性及び操作性を考慮して十分な作業空間を確保する。
高圧窒素ガスボンベの切替え及び取替えは，一般的に用いられる工具（スパナ等）及び専用工具（ボンベ開閉ハンドル（ボンベコック操作用））を用いて，確実に作業ができる設計とし，作業場所である原子炉建屋内の原子炉区域外近傍，アクセスルートの近傍又は中央制御室内に保管する。
また，高圧窒素ガスボンベの接続は，袋ナットによる専用の接続方式により，確実に接続が可能な設計とする。
なお，高圧窒素ガスボンベの切替え及び取替えを行うために必要な操作対象
弁（高圧窒素ガス供給系高圧窒素ガスボンベラック出口弁(A)～(D)，高圧窒素ガス供給系高圧窒素ガスボンベ出口弁(A)～(V)（(I),(O)除く）及び高圧窒素
ガスボンベ元弁）は，一般的に用いられる工具（スパナ等）及び専用工具（ボンベ開閉ハンドル（ボンベコック操作用））を用いて操作が可能な設計とする。
高圧窒素ガスボンベは，人力による運搬が可能な設計とし，屋内アクセスル
ートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，必要に応じて固縛等が可能な設計とする。
高圧窒素ガス供給を行うために必要な操作対象弁（高圧窒素ガス供給系非常用窒素ガス(A)供給弁，高圧窒素ガス供給系非常用窒素ガス(B)供給弁及び高圧
窒素ガス供給系常用･非常用窒素ガス連絡弁(A)，高圧窒素ガス供給系常用･非常用窒素ガス連絡弁(B)）は，原子炉建屋地上 4 階（原子炉建屋内の原子炉区域外）に設置し，手動操作が可能な設計とする。
（46-3,46-4,46-7）
表 3.3-19
機器名称
高圧窒素ガス供給系非常用窒素ガス(A)供給弁
高圧窒素ガス供給系非常用窒素ガス(B)供給弁
高圧窒素ガス供給系常用・非常用窒素ガス連絡弁(A)
高圧窒素ガス供給系常用・非常用窒素ガス連絡弁(B)
高圧窒素ガスボンベ

状態の変化
全閉→全開
全閉→全開
全開→全閉
全開→全閉
予備品と取替え

操作対象機器操作場所
原子炉建屋地上 4 階（原子炉建屋内の原子炉区域外）
原子炉建屋地上 4 階（原子炉建屋内の原子炉区域外）
原子炉建屋地上 4 階（原子炉建屋内の原子炉区域外）
原子炉建屋地上 4 階（原子炉建屋内の原子炉区域外）
原子炉建屋地上 4 階（原子炉建屋内の原子炉区域外）

操作方法
手動操作
手動操作
手動操作
手動操作
切替え作業
取替え作業

※：高圧窒素ガスボンベの切替え及び取替えを行う際に操作する弁について，補足
説明資料 46-4 に示す。
(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
添 3.3-41

健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
高圧窒素ガス供給系は，表 3.3-20 に示すように発電用原子炉の停止中に機能・性能試験が可能な設計とし，発電用原子炉の運転中又は停止中に高圧窒素
ガスボンベの外観検査が可能な設計とする。
表 3.3-20
項目

高圧窒素ガス供給系の試験及び検査
内容

発電用原子炉
の状態
運転中

外観検査

停止中

機能・性能試験

高圧窒素ガスボンベの外観の確認
規定圧力の確認
供給圧力の確認，漏えいの確認

外観検査

高圧窒素ガスボンベの外観の確認
規定圧力の確認

高圧窒素ガス供給系は，機能・性能試験として，高圧窒素ガスボンベから高圧窒素ガスを供給することで，高圧窒素ガス供給系の供給圧力の確認及び系統
全体の漏えいの確認を行うことが可能な設計とする。
高圧窒素ガスボンベは，外観検査として，目視により性能に影響を及ぼすおそれのある傷，割れ等がないことについて表面状態の確認を行えるとともに，規定圧力の確認を行うことが可能な設計とする。
（46-5）(4) 切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

高圧窒素ガス供給系は，想定される重大事故等時において，本来の用途以外の用途には使用しない。
なお，通常時の当該系統の使用にあたり切替え操作が必要となることから，速やかに切替え操作が可能なように，系統に必要な弁等を設ける。
高圧窒素ガス供給を行うために必要な操作対象弁（高圧窒素ガス供給系非常
添 3.3-42

用窒素ガス(A)供給弁，高圧窒素ガス供給系非常用窒素ガス(B)供給弁及び高圧
窒素ガス供給系常用･非常用窒素ガス連絡弁(A)，高圧窒素ガス供給系常用･非常用窒素ガス連絡弁(B)）は，原子炉建屋内の原子炉区域外に設置し，現場での手動操作により速やかに切替えが可能な設計とする。
系統構成を行うための弁操作に要する時間は 15 分程度を想定する。
逃がし安全弁への窒素ガスの供給に伴う作業について，「1.3 原子炉冷却材
圧力バウンダリを減圧するための手順等（技術的能力審査基準 1.3 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等に対する技術的能力を示す章）」に示す。
高圧窒素ガスボンベの切替え及び取替えを行うために必要な操作対象弁（高圧窒素ガス供給系高圧窒素ガスボンベラック出口弁(A)～(D)，高圧窒素ガス供給系高圧窒素ガスボンベ出口弁(A)～(V)（(I),(O)除く）及び高圧窒素ガスボ
ンベ元弁）は，原子炉建屋内の原子炉区域外に設置し，現場での手動操作により速やかに切替えが可能な設計とする。
高圧窒素ガスボンベの切替え及び取替えを行うために要する作業時間は，1時間程度を想定する。
高圧窒素ガスボンベによる駆動源確保について，図 3.3-7,図 3.3-8 のタイムチャートに示す。
（46-4）
経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

50

70

60

備考

ドライウェル入口圧力低警報 発生
20分
高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁駆動源確保

要員（数）通信連絡設備準備

高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁駆動源確保（不活性ガス系から高圧窒素
ガス供給系への切替え）

図 3.3-7中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

2

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

窒素ガス供給確認

移動，ラ イ ン 切替

高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁駆動源確保（不活性ガス系から高圧窒素ガス供給系への切替え）のタイムチャート＊
経過時間（分）
10

手順の項目

要員（数）

20

30

窒素ガスボンベ出口圧力低警報 発生

0

40

50

60

70

備考

高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁駆動源確保
60分

移動，ボン ベ切替え

高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁駆動源確保（高圧窒素ガスボンベの切替え及び取替え）

図 3.3-8

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

現場運転員 Ｅ，Ｆ

2

ボン ベ取替え
リークチェ ック

移動，ボン ベ切替え
ボン ベ取替え

高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁駆動源確保（高圧窒素ガスボ
ンベの切替え及び取替え）のタイムチャート＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての 1.3 で示すタイムチャート(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
添 3.3-43

工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
高圧窒素ガス供給系は，通常時は弁により他の系統と隔離し，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。高圧窒素ガス供給系を用いる場合は，弁操作によって，通常時の系統構成から重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
（46-3,46-4）(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設
置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

高圧窒素ガス供給系の系統構成に操作が必要な機器の設置場所，操作場所を
表 3.3-21 に示す。
高圧窒素ガスボンベ及び操作対象弁（高圧窒素ガス供給系非常用窒素ガス(A)供給弁，高圧窒素ガス供給系非常用窒素ガス(B)供給弁及び高圧窒素ガス供
給系常用･非常用窒素ガス連絡弁(A)，高圧窒素ガス供給系常用･非常用窒素ガス連絡弁(B)）は，原子炉建屋地上 4 階（原子炉建屋内の原子炉区域外）に設置されていることから，操作位置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。
また，高圧窒素ガスボンベの切替え及び取替えを行うために必要な操作対象
弁（高圧窒素ガス供給系高圧窒素ガスボンベラック出口弁(A)～(D)，高圧窒素ガス供給系高圧窒素ガスボンベ出口弁(A)～(V)（(I),(O)除く）及び高圧窒素
ガスボンベ元弁）は，原子炉建屋地上 4 階（原子炉建屋内の原子炉区域外）に設置されていることから，操作位置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。
（46-3,46-7）

添 3.3-44

表 3.3-21
機器名称
高圧窒素ガス供給系
非常用窒素ガス(A)供給弁
高圧窒素ガス供給系
非常用窒素ガス(B)供給弁
高圧窒素ガス供給系
常用・非常用窒素ガス
連絡弁(A)
高圧窒素ガス供給系
常用・非常用窒素ガス
連絡弁(B)
高圧窒素ガスボンベ

操作対象機器設置場所

設置場所
原子炉建屋地上 4 階（原子炉建屋内の原子炉区域外）

操作場所
原子炉建屋地上 4 階（原子炉建屋内の原子炉区域外）

原子炉建屋地上 4 階（原子炉建屋内の原子炉区域外）

原子炉建屋地上 4 階（原子炉建屋内の原子炉区域外）

原子炉建屋地上 4 階（原子炉建屋内の原子炉区域外）

原子炉建屋地上 4 階（原子炉建屋内の原子炉区域外）

原子炉建屋地上 4 階（原子炉建屋内の原子炉区域外）

原子炉建屋地上 4 階（原子炉建屋内の原子炉区域外）

原子炉建屋地上 4 階（原子炉建屋内の原子炉区域外）

原子炉建屋地上 4 階（原子炉建屋内の原子炉区域外）※：高圧窒素ガスボンベの切替え及び取替えを行う際に操作する弁について，補足説
明資料 46-4 に示す。

添 3.3-45

3.3.2.4.3.2
設置許可基準規則第 43 条第 3 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 3 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量に加え，十分に余裕のある容量を有するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.2

容量等」に示す。

高圧窒素ガスボンベは，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の減圧機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，逃がし安全弁（自動減圧機能付き）を作動させ，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するために必要な窒素ガス供給量を有する設計とする。
負荷に直接接続する可搬型設備である高圧窒素ガスボンベは，必要となる容量等を有するものを 1 セット 5 本使用する。保有数は 1 セット 5 本に加えて，
故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用としてそれぞれ 20 本の合計 25 本を保管する。
（46-6）(2) 確実な接続（設置許可基準規則第 43 条第 3 項二）(ⅰ) 要求事項
常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。）と接続するものにあっては，当該常設設備と容易かつ確実に接続することができ，かつ，二以上の系統又は発電用原子炉施設が相互に使用することができるよう，接続部の規格の統一その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

高圧窒素ガスボンベは，専用の接続方式として袋ナットを用い，容易かつ確実に接続が可能な設計とする。
高圧窒素ガスボンベの接続に当たっては，一般的に用いられる工具（スパナ等）及び専用工具（ボンベ開閉ハンドル（ボンベコック操作用））を用いて，確実に作業ができる設計とし，作業場所である原子炉建屋内の原子炉区域外近傍，アクセスルートの近傍又は中央制御室内に保管する。
また，接続口について，6 号及び 7 号炉とも同一形状，同口径とし，複数の系統での接続方式の統一を図った設計とする。
（46-7）
添 3.3-46

(3) 複数の接続口（設置許可基準規則第 43 条第 3 項三）(ⅰ) 要求事項
常設設備と接続するものにあっては，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外か
ら水又は電力を供給するものに限る。）の接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設けるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
高圧窒素ガスボンベは，原子炉建屋の外から水又は電力を供給するものではないことから本条文の直接的な要求は受けないが，高圧窒素ガス供給系が A 系，
B 系独立した 2 系を有する系統であることから，それぞれの接続口を，原子炉建屋内の原子炉区域外の異なる複数の場所に設け，信頼性向上を図る設計とする。

(4) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項四）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において可搬型重大事故等対処設備を設置場所に据え付け，及び常設設備と接続することができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
高圧窒素ガスボンベは，原子炉建屋地上 4 階（原子炉建屋内の原子炉区域外）に設置されており，想定される重大事故等時における放射線を考慮しても作業への影響はないと想定しているが，仮に線量が高い場合は線源からの離隔距離をとることにより，高圧窒素ガスボンベの予備品との取替え及び常設接続口との接続が可能である。また，現場での取替え及び接続作業に当たっては，袋ナットによる専用の接続方式により，確実に速やかに接続が可能である。
（46-7）(5) 保管場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項五）(ⅰ) 要求事項
地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロ
リズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管すること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
添 3.3-47

高圧窒素ガスボンベは，地震，津波，その他自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事
故等対処設備の配置その他の条件を考慮し，原子炉格納容器内の多重化された逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュムレータと位置的分散を図り，原子炉建屋地上4階（原子炉建屋内の原子炉区域外）に分散して保管する。
（46-3,46-8）(6) アクセスルートの確保（設置許可基準規則第 43 条第 3 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，工場等内の道路及び通路が確保できるよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
高圧窒素ガスボンベは，原子炉建屋地上 4 階（原子炉建屋内の原子炉区域外）に分散して保管及び設置しており，想定される重大事故等時においても，保管場所から設置場所までの運搬経路について，設備の運搬及び移動に支障をきた
すことのないよう，迂回路も考慮して複数の屋内アクセスルートを確保する。
（『可搬型重大事故等対処設備保管場所及びアクセスルートについて』参照）
なお，溢水等に対しては，アクセスルートでの被ばくを考慮した放射線防護具を着用することとし，運用については，「技術的能力説明資料 1.0 重大事故等対策における共通事項」に，火災防護については，「2.2 火災による損傷の防止（設置許可基準規則第 41 条に対する設計方針を示す章）」に示す。
（46-9）(7) 設計基準事故対処設備及び常設重大事故防止設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 3 項七）(ⅰ) 要求事項
重大事故防止設備のうち可搬型のものは，共通要因によって，設計基準事故
対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設
重大事故防止設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

添 3.3-48

高圧窒素ガスボンベは，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた原子炉建屋内の原子炉区域外に設置し，共通要因によって，設計基準事故対処設備である多重化された逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュ
ムレータと同時に機能を損なうおそれがないように，可能な限り設計基準事故対処設備である逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュム
レータと多様性又は多重性，位置的分散を図る設計とする。
高圧窒素ガスボンベの多様性又は多重性，位置的分散について，表 3.3-22に示す。
（46-3,46-4,46-7,46-8）

項目
減圧用の弁

駆動用窒素ガス

表 3.3-22 多様性又は多重性，位置的分散
設計基準事故対処設備
重大事故等対処設備
アキュムレータ
高圧窒素ガスボンベ
逃がし安全弁
逃がし安全弁
18 個
原子炉格納容器内
自動減圧機能用
アキュムレータ
8個
逃がし弁機能用
アキュムレータ
18 個
原子炉格納容器内

18 個
高圧窒素ガスボンベ
5 本（予備 20 本）－－
原子炉建屋内の原子炉区域外

添 3.3-49

3.3.2.5

原子炉建屋ブローアウトパネル

3.3.2.5.1
設備概要
原子炉建屋ブローアウトパネルは，格納容器バイパス（インターフェイスシステ
ムLOCA）発生時に，原子炉冷却材が原子炉建屋原子炉区域内へ漏えいして蒸気となり，原子炉建屋原子炉区域内の圧力が上昇した場合において，原子炉建屋原子炉区
域内の減圧及び環境改善をすることを目的として使用する。
本設備は，止め板等で構成し，運転員による開放操作を行うことなく，原子炉建屋原子炉区域内と外気との差圧が開放設定圧力に到達した時点で自動的に開放することで，原子炉建屋原子炉区域内の減圧及び環境改善が可能な設計とする。これ
により，原子炉建屋原子炉区域内の減圧及び環境改善をすることで，格納容器バイ
パス（インターフェイスシステムLOCA）発生時に高圧炉心注水系注入隔離弁を現場操作により閉止することが可能となる。
原子炉建屋ブローアウトパネルに関する設備概要図を図3.3-9に，重大事故等対処設備一覧を表3.3-23に示す。

図3.3-9

原子炉建屋ブローアウトパネル設備概要図

表 3.3-23 原子炉建屋ブローアウトパネルに関する重大事故等対処設備一覧
設備区分
設備名
主要設備
原子炉建屋ブローアウトパネル【常設】
附属設備
－
水源
－
流路
－
注水先
－
電源設備
－
計装設備
－
添 3.3-50

3.3.2.5.2
主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
(1) 原子炉建屋ブローアウトパネル
個数
：1 式
取付箇所
：原子炉建屋地上 4 階
3.3.2.5.3
3.3.2.5.3.1

設置許可基準規則第 43 条への適合方針
設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
原子炉建屋ブローアウトパネルは，原子炉建屋原子炉区域と屋外との境界に設置し，想定される重大事故等時における，原子炉建屋原子炉区域内及び屋外の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮できるよう，以下の表 3.3-24 に示す設計とする。
（46-3）
表 3.3-24
環境条件等
温度・圧力・湿度・放射線
屋外の天候による影響
海水を通水する系統への影響
地震

風（台風）・積雪
電磁的障害

想定する環境条件及び荷重条件
対応
原子炉建屋原子炉区域内及び屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
重大事故等時においても，降水及び凍結によりその機能が損なわれないことを確認する。
海水を通水することはない。
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方
針」に示す）。
屋外で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないことを評価により確認する。
重大事故等時においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

添 3.3-51

(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
原子炉建屋ブローアウトパネルは，原子炉建屋原子炉区域内と屋外との差圧により，自動的に開放する設備とし，操作不要な設計とする。
（46-3）(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
原子炉建屋ブローアウトパネルは，表 3.3-25 に示すように，発電用原子炉の運転中又は停止中に外観検査が可能な設計とする。
（46-5）
表 3.3-25 原子炉建屋ブローアウトパネルの試験及び検査
発電用原子炉の項目
内容
状態
運転中又は停止
外観検査
原子炉建屋ブローアウトパネル外観の確認
中(4) 切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
原子炉建屋ブローアウトパネルは，本来の用途以外の用途として使用しない。
また，原子炉建屋ブローアウトパネルは，重大事故等時において他の系統と添 3.3-52

切り替えることなく使用できる設計とする。
（46-4）(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
原子炉建屋ブローアウトパネルは，他の設備と独立して作動することにより，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
また，原子炉建屋ブローアウトパネルは，開放動作により，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
（46-3,46-4）(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設
置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
原子炉建屋ブローアウトパネルは，原子炉建屋原子炉区域内と屋外との差圧により，自動的に開放する設備とし，現場における作業は発生しない。

添 3.3-53

3.3.2.5.3.2
設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 2 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
原子炉建屋ブローアウトパネルは，想定される重大事故等時において，原子
炉建屋原子炉区域内に漏えいした蒸気を原子炉建屋外に排気して，原子炉建屋
原子炉区域内の減圧及び環境改善のために必要となる容量を有する設計とする。

(2) 共用の禁止（設置許可基準規則第 43 条第 2 項二）(ⅰ) 要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
原子炉建屋ブローアウトパネルは，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。

(3) 設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 2 項三）(ⅰ) 要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
原子炉建屋ブローアウトパネルは常設重大事故防止設備であるが，同一目的の設計基準事故対処設備はない。
（46-3,46-4）

添 3.3-54

3.3.33.3.3.1

重大事故等対処設備（設計基準拡張）
インターフェイスシステム LOCA 隔離弁

3.3.3.1.1 設備概要
インターフェイスシステム LOCA 隔離弁である高圧炉心注水系注入隔離弁は，格納容器バイパス（インターフェイスシステム LOCA）発生箇所の隔離によって，原子炉格納容器外への原子炉冷却材の漏えいを防止する目的として使用する。
本設備は，原子炉冷却材圧力バウンダリと接続された系統であり，プラント運転中に接続箇所の電動弁の開閉試験を実施する高圧炉心注水系(B)及び(C)の 2 つの独立した注水ラインに，それぞれ 1 台設置している。
格納容器バイパス（インターフェイスシステム LOCA）は，隔離弁の隔離失敗により低圧設計部分が異常に過圧されることで発生するが，逃がし安全弁による原子炉
冷却材圧力バウンダリの減圧により原子炉冷却材漏えいの抑制を継続し，現場操作による隔離弁の全閉操作を実施することで，破断が発生した系統を隔離する設計とする。
なお，逃がし安全弁による発電用原子炉の減圧は隔離弁の隔離操作が完了するまで継続する。
本設備の系統概要図を図 3.3-10 に，重大事故等対処設備（設計基準拡張）一覧を表 3.3-23 に示す。
本系統は設計基準対象施設であるが，想定される重大事故等時においてその機能を期待するため，重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置付ける。

添 3.3-55

図 3.3-10

インターフェイスシステム LOCA 隔離弁

添 3.3-56

系統概要図

・ 計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

表 3.3-23

インターフェイスシステム LOCA 隔離弁に関する重大事故等対処設備（設計基準拡張）一覧
設備区分
設備名
主要設備
高圧炉心注水系注入隔離弁【常設】
附属設備
－
電源設備
－
＊
計装設備
高圧炉心注水系ポンプ吐出圧力【常設】＊：計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
3.3.3.1.2 主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
（１）高圧炉心注水系注入隔離弁
最高使用圧力：11.77MPa[gage]
最高使用温度：302℃
個数
：2
取付箇所
：原子炉建屋地上 1 階
3.3.3.1.3 設置許可基準規則第 43 条への適合方針
インターフェイスシステム LOCA 隔離弁である高圧炉心注水系注入隔離弁は，想定される重大事故等時に重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用するため，「2.3
重大事故等対処設備に関する基本方針」のうち，多様性，位置的分散を除く設計方針を適用して設計を行う。
インターフェイスシステム LOCA 隔離弁である高圧炉心注水系注入隔離弁について
は，設計基準対象施設として使用する場合と同様の系統構成で重大事故等時においても使用するため，他の設備に悪影響を及ぼさない設計である。
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
インターフェイスシステム LOCA 隔離弁である高圧炉心注水系注入隔離弁について
は，原子炉建屋原子炉区域内に設置される設備であることから，想定される重大事故等時における原子炉建屋原子炉区域内の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，表 3.3-24 に示す設計である。

添 3.3-57

表 3.3-24
環境条件等
温度・圧力・湿度・放射線
屋外の天候による影響
海水を通水する系統への影響
地震

風（台風）・積雪
電磁的障害

想定する環境条件及び荷重条件
対応
原子炉建屋原子炉区域内で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
海水を通水しない。
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方
針」に示す）。
原子炉建屋原子炉区域内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
重大事故等時においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

また，インターフェイスシステム LOCA 隔離弁である高圧炉心注水系注入隔離弁は設置場所である原子炉建屋原子炉区域内にて手動操作が可能な設計であり，操作位置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
インターフェイスシステム LOCA 隔離弁である高圧炉心注水系注入隔離弁は，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等時においても使用する設計である。また，高圧炉心注水系注入隔離弁は，発電用原子炉の運転中に機能・性能試験，停止中に分解検査が可能な設計である。
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

添 3.3-58

3.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備【47 条】【設置許可基準規則】（原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備）
第四十七条 発電用原子炉施設には，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した
場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，発電用原子炉を冷却するために必要な設備を設けなければならない。
（解釈）
１ 第４７条に規定する「炉心の著しい損傷」を「防止するため，発電用原子炉を冷却するために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
（１）重大事故防止設備ａ）可搬型重大事故防止設備を配備すること。
ｂ）炉心の著しい損傷に至るまでの時間的余裕のない場合に対応するため，常設重大事故防止設備を設置すること。
ｃ）上記ａ）及びｂ）の重大事故防止設備は，設計基準事故対処設備に対して，多様性及び独立性を有し，位置的分散を図ること。

添 3.4-1

3.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
3.4.1 設置許可基準規則第 47 条への適合方針
原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態であって，設計基準事故対処設備である
残留熱除去系が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止する設備として，低圧代替注水系（可搬型）及び低圧代替注水系（常設）を設ける。
(1) 低圧代替注水系（可搬型）の設置（設置許可基準規則解釈の第 1 項(1)a)）
設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水モード）ポンプが有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，可搬型重大事故等対処設備として低圧
代替注水系（可搬型）を使用する。
低圧代替注水系（可搬型）は，荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所
並びに 5 号炉東側第二保管場所に分散配備した可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を用い，残留熱除去系（低圧注水モード）とは異なる代替淡水源（淡水貯水池
及び防火水槽）を水源として原子炉圧力容器に注水することで炉心を冷却できる設計とする。
(2) 低圧代替注水系（常設）の設置（設置許可基準規則解釈の第 1 項(1)b)）
設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水モード）ポンプが有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，常設重大事故等対処設備として低圧代
替注水系（常設）を使用する。
低圧代替注水系（常設）は，廃棄物処理建屋に配置された復水移送ポンプを用い，残留熱除去系（低圧注水モード）とは異なる復水貯蔵槽を水源として原子炉圧力容器に注水することで炉心を冷却できる設計とする。
(3) 設計基準事故対処設備に対する多様性及び独立性，位置的分散の確保（設置許可基準規則解釈の第 1 項(1)c)）
上記(1)及び(2)の重大事故等対処設備である低圧代替注水系（常設），低圧代
替注水系（可搬型）は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水モード）に対して，異なるポンプ（復水移送ポンプ又は可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）），駆動源（常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備），冷却源（自滑水冷却）を用いることで多様性及び独立性を有する設計とする。
また，原子炉建屋内に設置されている残留熱除去系（低圧注水モード）に対して，常設設備である復水移送ポンプは廃棄物処理建屋内に設置しており，常設代替交流電源設備は屋外に設置することで位置的分散を図った設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），可搬型代替交流電源設備については，屋外に保管し，屋外から異なる複数の接続口に接続可能とし，残留熱除去系（低圧注水モード）に対して位置的分散を図る設計とする。
なお，多様性及び独立性，位置的分散については 3.4.2.1.3 項及び 3.4.2.2.3
項に詳細を示す。
その他，設計基準対象施設であるが，想定される重大事故等時においてその機
添 3.4-2

能を期待するため，以下の設備を重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置付ける。
(4) 残留熱除去系（低圧注水モード）
残留熱除去系（低圧注水モード）は，冷却材喪失事故時において，高圧炉心注水系，原子炉隔離時冷却系及び自動減圧系と連携して炉心を冷却する機能を有する。
本系統は，原子炉水位低又はドライウェル圧力高の信号で作動を開始し，サプレッション・チェンバのプール水を給水系等を経由して原子炉圧力容器へ注水する。
(5) 残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）
残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）は，原子炉停止後，炉心の崩壊熱，原子炉圧力容器，配管，冷却材中の保有熱（残留熱）を除去して，原子炉を冷却する機能を有する。また，動的機器の単一故障を仮定した場合でも原子炉冷却材を低温まで冷却可能な設計である。冷却材は原子炉圧力容器から残留熱除去系のポンプ及び熱交換器，給水系等を経由して原子炉圧力容器に戻される。
(6) 原子炉補機冷却系
原子炉補機冷却系は，原子炉設備の非常用機器及び常用機器で発生する熱を冷却除去する機能を有する。本系統は，想定される重大事故等時においても，
非常用機器，残留熱除去系の機器等の冷却を行うための機能を有する。
原子炉補機冷却系については，「3.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備（設置許可基準規則第 48 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
なお，原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に原子炉圧力容器に注水するための自主対策設備として，以下を整備する。
(7) 他系の残留熱除去系配管又は高圧炉心注水系配管を用いた低圧注水の実施
設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水モード）ポンプが喪失し，残留熱除去系(A)注入ライン又は残留熱除去系(B)注入ラインの機能が喪失した場合においても低圧注水を可能とするために，自主対策設備として復水移送ポンプ又は可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を用いて残留熱除去系洗浄水弁(C)を経由する残留熱除去系(C)注入ライン等の他系の残留熱除去系配管又は高圧
炉心注水系洗浄用補給水止め弁を経由する高圧炉心注水系配管を用いた原子炉
圧力容器への注水手段を整備している。
(8) 消火系を用いた低圧注水の実施
設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水モード）ポンプ，復水移送ポンプ，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）が喪失した場合，炉心の著しい損
傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，自主対策設備として消火系を用いた原子炉圧力容器への注水手段を整備している。
消火系を用いた原子炉圧力容器への注水手段については，ディーゼル駆動消火ポンプを用い，残留熱除去系（低圧注水モード），低圧代替注水系（常設），
添 3.4-3

低圧代替注水系（可搬型）に用いる水源とは異なるろ過水タンクを水源として消火系，復水補給水系，残留熱除去系，高圧炉心注水系，給水系を経由して原
子炉圧力容器へ注水する。
また，技術的能力審査基準への適合のため，復旧手段として，以下を整備する。
(9) 復旧手段の整備
設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水モード及び原子炉停止
時冷却モード）が全交流動力電源喪失により起動できない場合には，常設代替
交流電源設備を用いて非常用所内電気設備へ電源を供給することで残留熱除去
系（低圧注水モード及び原子炉停止時冷却モード）を復旧する手段を整備する。
なお，電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
また，技術的能力審査基準への適合のため，溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の対応設備として，以下を整備する。
(10) 低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却
炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，原子炉圧力容器内に溶融炉心が残存する場合には，復水移送ポンプで原子炉圧力容器に注水する低圧代
替注水系（常設）により残存溶融炉心を冷却する。
(11) 低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却
炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，原子炉圧力容器内に溶融炉心が残存する場合には，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）で原子炉圧力容器に注水する低圧代替注水系（可搬型）により残存溶融炉心を冷却する。
なお，溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の自主対策設備として，以下を整備する。
(12) 消火系による残存溶融炉心の冷却
炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，原子炉圧力容器内に溶融炉心が残存する場合には，ディーゼル駆動消火ポンプで原子炉圧力容器に注水する消火系により残存溶融炉心を冷却する。
また，代替淡水源（淡水貯水池及び防火水槽）の淡水が枯渇した場合の海水の利用手段として，以下を整備する。
(13) 低圧代替注水系の海水の利用
低圧代替注水系（常設）の水源である復水貯蔵槽並びに低圧代替注水系（可搬型）の水源である代替淡水源（淡水貯水池及び防火水槽）の淡水が枯渇した
場合において，防潮堤の内側に設置している海水取水箇所（取水路）より，大容量送水車（海水取水用）を用いて復水貯蔵槽への供給及び防火水槽への供給又は低圧代替注水系（可搬型）で用いる可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）に海水
添 3.4-4

を直接送水を行う設計とする。なお，海の利用については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

添 3.4-5

3.4.2 重大事故等対処設備
3.4.2.1 低圧代替注水系（常設）
3.4.2.1.1 設備概要
低圧代替注水系（常設）は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水モード）の有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合に，この機能を代替し，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，発電用原子炉を冷却することを目的として使用する。
本系統は，復水移送ポンプ，電源設備（非常用交流電源設備，常設代替交流電源
設備，可搬型代替交流電源設備,代替所内電気設備），計測制御装置及び，水源である復水貯蔵槽，流路である復水補給水系及び高圧炉心注水系の配管及び弁並びに残留熱除去系及び給水系の配管，弁及びスパージャ，注水先である原子炉圧力容器等から構成される。
本系統の系統概要図を図 3.4-1，重大事故等対処設備一覧を表 3.4-1 に示す。
本系統は，復水移送ポンプ 3 台のうち 2 台により，復水貯蔵槽の水を残留熱除去系配管等を経由して原子炉圧力容器へ注水することで炉心を冷却できる設計とする。
復水移送ポンプの電源について，復水移送ポンプ(B)及び(C)は，常設代替交流電源設備である第一ガスタービン発電機又は可搬型代替交流電源設備である電源車から，代替所内電気設備である AM 用動力変圧器及び AM 用 MCC を介して給電が可能な設計とする。復水移送ポンプ(A)は，通常時は非常用所内電気設備である非常用 MCC
C 系から給電しているが，重大事故等時に復水移送ポンプ(A)の動力ケーブルの接続操作を行うことにより，代替所内電気設備である AM 用 MCC から給電が可能な設計とする。
水源である復水貯蔵槽は，枯渇しそうな場合においても，代替淡水源（淡水貯水池及び防火水槽）の淡水を，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を用いて，廃棄物処
理建屋外壁に設置した外部接続口から復水貯蔵槽へ供給できる設計とする。
本系統の操作に当たっては，中央制御室及び現場での弁操作（AM 用切替盤の切替え操作を含む）により系統構成を行った後，中央制御室の操作スイッチにより復水移送ポンプを起動し運転を行う。

添 3.4-6

図 3.4-1

低圧代替注水系（常設）系統概要図

添 3.4-7

大容量送水車(海水取水用)海水

凡例：

CSP大容量接続口

ＭＯ

残留熱除去系
熱交換器（A）

MUWC接続口（北）

残留熱除去系ポンプ（A）※１

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）

防火水槽
または
淡水貯水池

破線はホースを示す。

水の移送設備【重大事故等対処設備】

低圧代替注水系（常設）【重大事故等対処設備】

ＭＯ

ＭＯ

残留熱除去系
熱交換器（C）

残留熱除去系ポンプ（C）

ＭＯ

ＭＯ

W/W
残留熱除去系
ポンプ（B）

RPV

RPV

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

残留熱除去系
熱交換器（B）

ＭＯ

ＭＯ

T/B
各負荷へ

各負荷へ

各負荷へ

ＭＯ

MUWC接続口
（南）

ＭＯ

電源車

使用済燃料
プール
スキマサー
ジタンクへ

＜可搬型代替交流電源設備＞

第一ガスタービン発電機＜常設代替交流電源設備＞

・水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）で示す。
・電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

復水移送ポンプ

※１

W/W

D/W

MUWC可搬式接続口
（東）

復水
貯蔵槽

ＭＯ

ＭＯ

：スパージャ

ＭＯ

表 3.4-1
設備区分
主要設備
附属設備
水源※1
流路

低圧代替注水系（常設）に関する重大事故等対処設備一覧
設備名
復水移送ポンプ【常設】－復水貯蔵槽【常設】復水補給水系 配管・弁【常設】残留熱除去系 配管・弁・スパージャ【常設】給水系 配管・弁・スパージャ【常設】高圧炉心注水系 配管・弁【常設】
注水先
原子炉圧力容器【常設】※2
電源設備
非常用交流電源設備
非常用ディーゼル発電機（設計基準拡張）【常設】
常設代替交流電源設備
第一ガスタービン発電機【常設】軽油タンク【常設】タンクローリ（16kL）【可搬】
第一ガスタービン発電機用燃料タンク【常設】第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】可搬型代替交流電源設備
電源車【可搬】
軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
代替所内電気設備
緊急用断路器【常設】緊急用電源切替箱断路器【常設】緊急用電源切替箱接続装置【常設】AM 用動力変圧器【常設】AM 用 MCC【常設】AM 用切替盤【常設】AM 用操作盤【常設】非常用高圧母線 C 系【常設】非常用高圧母線 D 系【常設】※3
原子炉水位（SA）【常設】
計装設備
復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）【常設】
復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）【常設】
復水移送ポンプ吐出圧力【常設】※1：水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※2：単線結線図を補足説明資料 47-2 に示す。
電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※3：主要設備を用いた炉心損傷防止及び格納容器破損防止対策を成功させるために把握することが必要な原子炉施設の状態
計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計
添 3.4-8

方針を示す章）」で示す。

添 3.4-9

3.4.2.1.2 主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
(1) 復水移送ポンプ
種類
容量
全揚程
最高使用圧力最高使用温度
個数
取付箇所
原動機出力

：うず巻形
：125m3/h/台：85m：1.37MPa[gage]：66℃：2（予備 1）
：廃棄物処理建屋地下 3 階：55kW

なお，水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」,電源設備については，「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」，計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

添 3.4-10

3.4.2.1.3 低圧代替注水系（常設）の多様性及び独立性，位置的分散
低圧代替注水系（常設）は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系と共通要因によって同時に機能が損なわれるおそれがないよう，表 3.4-2 で示すとおり多様性，位置的分散を図った設計とする。ポンプについては，残留熱除去系ポンプ(A)，(B)及び(C)と位置的分散された廃棄物処理建屋地下 3 階の復水移送ポンプを使用す
る設計とする。復水移送ポンプのサポート系として，ポンプ冷却水は自滑水とすることで，残留熱除去系ポンプの冷却水と共通要因によって同時に機能喪失しない設計とし，電源については，常設代替交流電源設備（第一ガスタービン発電機），可搬型代替交流電源設備（電源車）から代替所内電気設備を経由した給電が可能な設計とすることで，残留熱除去系ポンプの電源である非常用交流電源設備（非常用ディーゼル発電機）と共通要因によって同時に機能喪失しない設計とする。水源については，残留熱除去系の水源であるサプレッション・チェンバと異なる復水貯蔵槽を使用する設計とする。操作に必要な電動弁については，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備（第一ガスタービン発電機）若しくは可搬型代替交流電源
設備（電源車）からの給電による遠隔操作を可能とすること，又はハンドルを設けて手動操作も可能とすることにより，非常用所内電気設備を経由した非常用交流電源設備（非常用ディーゼル発電機）からの給電による遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。
残留熱除去系と低圧代替注水系（常設）の独立性については，表 3.4-3 で示すと
おり地震，津波，火災，溢水により同時に故障することを防止するために独立性を確保する設計とする。
なお，配管，スパージャ等の流路を構成する静的機器については，残留熱除去系
注水ライン（残留熱除去系洗浄水弁より原子炉圧力容器につながる配管との合流部
から原子炉圧力容器まで）を除く範囲で，可能な限り分離した設計とする。
ただし，残留熱除去系注入弁(A)又は(B)が故障した場合でも，自主対策設備として他系の残留熱除去系又は高圧炉心注水系の配管を用いた低圧注水を整備している。
なお，電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）で示す。

添 3.4-11

項目
ポンプ

水源

駆動用
空気
潤滑油
冷却水
駆動電源

項目
共 地震
通
要
因
故 津波
障
火災

溢水

表 3.4-2 多様性，位置的分散
設計基準事故対処設備
重大事故等対処設備
残留熱除去系
低圧代替注水系（常設）（低圧注水モード）
残留熱除去系ポンプ
復水移送ポンプ
原子炉建屋
廃棄物処理建屋
地下 3 階
地下 3 階サプレッション・チェンバ
復水貯蔵槽
原子炉建屋
廃棄物処理建屋
地下 3 階
地下 2 階
不要

不要

不要
（内包油）
原子炉補機冷却水系
及び原子炉補機冷却海水系

不要

不要
（自滑水）
常設代替交流電源設 可搬型代替交
非常用交流電源設備
備（第一ガスタービン 流電源設備（非常用ディーゼル発電機）
発電機）
（電源車）
荒浜側高台保
原子炉建屋
7 号炉タービン建屋南 管場所及び大地上 1 階側の屋外
湊側高台保管場所
表 3.4-3 設計基準事故対処設備との独立性
設計基準事故対処設備
重大事故等対処設備
残留熱除去系(A)(B)(C)
低圧代替注水系（常設）（低圧注水モード）
設計基準事故対処設備の残留熱除去系は耐震 S クラス設計とし，重大事故等対処設備である低圧代替注水系（常設）は基準地震動
Ss で機能維持できる設計とすることで，基準地震動 Ss が共通要因となり故障することのない設計とする。
6 号及び 7 号炉の原子炉建屋は，基準津波が到達しない位置に設置する設計とすることで，津波が共通要因となり故障することのない設計とする。
設計基準事故対処設備の残留熱除去系と，重大事故等対処設備である低圧代替注水系（常設）は，火災が共通要因となり故障する
ことのない設計とする（「共-7 重大事故等対処設備の内部火災に対する防護方針について」に示す）。
設計基準事故対処設備の残留熱除去系と，重大事故等対処設備である低圧代替注水系（常設）は，溢水が共通要因となり故障する
ことのない設計とする（「共-8 重大事故等対処設備の内部溢水に対する防護方針について」に示す）。
添 3.4-12

3.4.2.1.4 設置許可基準規則第 43 条への適合方針
3.4.2.1.4.1 設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
低圧代替注水系（常設）の復水移送ポンプは，廃棄物処理建屋内に設置している設備であることから，想定される重大事故等時における，廃棄物処理建屋
内の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができる
よう，以下の表 3.4-4 に示す設計とする。
復水移送ポンプの操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室の操作スイッチから可能な設計とする。
（47-3,47-4）

表 3.4-4想定する環境条件及び荷重条件
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・ 廃棄物処理建屋内で想定される温度，圧力，湿度及び放放射線
射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による影 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受響けない。
海水を通水する系統 淡水だけでなく海水も使用する（常時海水を通水しなへの影響い）。原子炉圧力容器への注水は，可能な限り淡水源を優先し，海水通水は短期間とすることで，設備への影響を考慮する。
地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方
針」に示す）。
風（台風）・積雪
廃棄物処理建屋内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
電磁的障害

重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

添 3.4-13

(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

低圧代替注水系（常設）を運転する場合は，復水補給水系バイパス流防止としてタービン建屋負荷遮断弁の全閉操作を実施し，復水移送ポンプを起動する。
その後，低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水の系統構成として，残留熱除去系注入弁(A)（又は(B)）の全開操作を実施し，残留熱除去系
洗浄水弁(A)（又は(B)）を全開とすることで原子炉圧力容器への注水を行う。
また，復水移送ポンプの水源確保として復水補給水系常／非常用連絡 1 次止め
弁と復水補給水系常／非常用連絡 2 次止め弁の開操作を実施する。以上のことから，低圧代替注水系（常設）の操作に必要なポンプ及び操作に必要な弁を表
3.4-5 に示す。
このうちタービン建屋負荷遮断弁，残留熱除去系洗浄水弁(A)及び(B)については，中央制御室の格納容器補助盤からの遠隔操作で弁を開閉することが可能な設計とし，残留熱除去系注入弁(A)及び(B)は原子炉建屋地上 3 階（原子炉建
屋内の原子炉区域外）に設置している AM 用切替盤より，配線用しゃ断器の「入」「切」操作にて電源を切り替えた後，近傍に設置している AM 用操作盤のスイッチ操作により，遠隔で弁を開閉することが可能な設計とする。復水補給水系
常／非常用連絡 1 次止め弁，復水補給水系常／非常用連絡 2 次止め弁について
は，廃棄物処理建屋地下 3 階（原子炉建屋内の原子炉区域外）に設置されており，設置場所での手動操作で開閉することが可能な設計とする。
また，復水移送ポンプについては，中央制御室にある復水移送ポンプ操作ス
イッチからのスイッチ操作でポンプ 3 台のうち 2 台を起動する設計とする。
中央制御室の操作スイッチ，原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋内の原子炉区域外）AM 用操作盤の操作スイッチ及び廃棄物処理建屋地下 3 階の弁を操作するにあたり，運転員のアクセス性，操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。
また，それぞれの操作対象については銘板をつけることで識別可能とし，運転員の操作・監視性を考慮して確実に操作が可能な設計とする。
（47-3,47-4）

添 3.4-14

表 3.4-5

操作対象機器

機器名称
復水移送ポンプ(A)
復水移送ポンプ(B)
復水移送ポンプ(C)

状態の変化
起動・停止
起動・停止
起動・停止

操作方法
スイッチ操作
スイッチ操作
スイッチ操作

弁閉→弁開
弁閉→弁開
弁開→弁閉

操作場所
中央制御室
中央制御室
中央制御室
原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋内の原子炉区域外）
原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋内の原子炉
区域外）
中央制御室
中央制御室
中央制御室

残留熱除去系注入弁(A)弁閉→弁開

残留熱除去系注入弁(B)

弁閉→弁開

残留熱除去系洗浄水弁(A)
残留熱除去系洗浄水弁(B)
タービン建屋負荷遮断弁
復水補給水系常／非常用連
絡 1 次止め弁
復水補給水系常／非常用連
絡 2 次止め弁

弁閉→弁開

廃棄物処理建屋地下 3 階

手動操作

弁閉→弁開

廃棄物処理建屋地下 3 階

手動操作

スイッチ操作

スイッチ操作
スイッチ操作
スイッチ操作
スイッチ操作(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

低圧代替注水系（常設）の復水移送ポンプは，表 3.4-6 に示すように発電用
原子炉の運転中又は停止中に機能・性能試験，弁動作試験を，また，停止中に分解検査，外観検査が可能な設計とする。
低圧代替注水系（常設）の復水移送ポンプは，発電用原子炉の停止中にケー
シングカバーを取り外して，ポンプ部品（主軸，軸受，羽根車）の状態を確認する分解検査が可能な設計とする。
また，発電用原子炉の運転中又は停止中に，復水貯蔵槽を水源とし，復水移送ポンプを起動させ，サプレッション・チェンバへ送水する試験を行うテスト
ラインを設けることで，低圧代替注水系（常設）の機能・性能及び漏えいの有
無の確認が可能な設計とする。なお，残留熱除去系洗浄水弁から原子炉圧力容器までのラインについては，上記の試験に加えて，発電用原子炉の運転中又は停止中に残留熱除去系注入弁の弁動作試験を実施することで弁開閉動作の確認が可能な設計とする。

添 3.4-15

表 3.4-6 低圧代替注水系（常設）の試験及び検査
発電用原子炉項目
内容の状態
機能・性能試験
運転性能，漏えいの確認
運転中
弁動作試験
弁開閉動作の確認
機能・性能試験
運転性能，漏えいの確認
弁動作試験
弁開閉動作の確認
停止中
ポンプ部品の表面状態を，試験及び目分解検査
視により確認
外観検査
ポンプ外観の確認
運転性能の確認として，復水移送ポンプの吐出圧力，系統（ポンプ廻り）の振動，異音，異臭及び漏えいの確認が可能な設計とする。
復水移送ポンプを構成する部品の表面状態の確認として，浸透探傷試験により性能に影響を及ぼす指示模様がないこと，目視により性能に影響を及ぼすおそれのある傷，割れ等がないことの確認が可能な設計とする。
復水移送ポンプの外観検査として，傷や漏えい跡の確認が可能な設計とする。
（47-5）

添 3.4-16

(4) 切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

低圧代替注水系（常設）は，復水移送ポンプを通常時に使用する系統である
復水補給水系から重大事故等時に対処するために系統構成を切り替えて使用する。切替え操作としては，復水移送ポンプの起動操作，復水補給水系バイパ
ス流防止としてタービン建屋負荷遮断弁の全閉操作，原子炉圧力容器へ注水するために残留熱除去系注入弁(A)（又は(B)）の全開操作，残留熱除去系洗浄水
弁(A)（又は(B)）の全開操作を行う。
なお，復水貯蔵槽から復水移送ポンプに移送するライン（復水移送ポンプ吸込ライン）は，復水貯蔵槽の中部（常用ライン），下部（非常用ライン）の 2
通りがある。通常運転時は中部（常用ライン）を使用しているため，長期運転を見込み，復水貯蔵槽を水源として確保するため，復水補給水系常／非常用連
絡 1 次止め弁，復水補給水系常／非常用連絡 2 次止め弁の開操作を行い，復水移送ポンプ吸込ラインを下部（非常用ライン）に切り替える。ただし，復水移送ポンプ起動当初は復水貯蔵槽水位は確保されているため，本切替え操作は低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水が開始された後に実施する。
低圧代替注水系（常設）である復水移送ポンプの起動及び系統の切替えに必
要な弁については，中央制御室及び原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋内の原子炉区域外）に設置している AM 用操作盤から遠隔操作する設計とすることで，
図 3.4-2 で示すタイムチャートのとおり速やかに切り替えることが可能である。
系統の切替えに必要な弁のうちタービン建屋負荷遮断弁，残留熱除去系洗浄
水弁(A)及び(B)については，中央制御室から遠隔で弁を開閉することが可能である。
系統の切替えに必要な弁のうち，残留熱除去系注入弁(A)及び(B)については，
原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋内の原子炉区域外）に設置している AM 用切替盤より，配線用しゃ断器の「入」「切」操作にて電源を切り替えた後，近傍に設置している AM 用操作盤のスイッチ操作により，遠隔で弁を開閉することが可能である。
また，復水補給水系常／非常用連絡 1 次止め弁，復水補給水系常／非常用連
絡 2 次止め弁は手動弁として廃棄物処理建屋地下 3 階に設置されており，現場の手動操作で開操作を行う。この操作は，長期運転を見込んだ復水貯蔵槽水源確保のために実施する操作であり，原子炉圧力容器への注水開始後に実施することで，図 3.4-2 で示すタイムチャートのとおり速やかに切替え可能である。
また，低圧代替注水のバイパス流を防止するため，低圧代替注水系の主流路
からの分岐部については，主流路から最も近い弁（第一止め弁）で閉止する運添 3.4-17

用とする。事故時の対応に支障を来たす等の理由から第一止め弁が閉止できないライン（非常用炉心冷却系ポンプ封水ライン等）についても，低圧代替注水のバイパス流を防止するため，第一止め弁以降の弁で閉止されたバウンダリ構
成とし，このバウンダリ範囲においては，適切な地震荷重との組合せを考慮した上でバウンダリ機能が喪失しない設計とする。
（47-4）
経過時間（分）
5

手順の項目

10

20

15

25

備考

低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水 12分

要員（数）通信連絡設備準備，電源確認
バイパス流防止処置，ポンプ起動

低圧代替注水系（常設）による
原子炉圧力容器への注水（残留熱除去系(A)又は(B)
注入配管使用）系統構成

中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

2

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

注水開始，注水状況確認

移動，ＣＳＰ水源確保

図 3.4-2 低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水（残留熱除去系(A)又は(B)注入配管使用の場合）のタイムチャート＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての 1.4 で示すタイムチャート(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

低圧代替注水系（常設）は，通常時は残留熱除去系洗浄水弁(A)及び(B)を閉止することで隔離する系統構成としており，残留熱除去系に対して悪影響を及ぼさない設計とする。隔離弁については表 3.4-7 に示す。また，低圧代替注水系（常設）を用いる場合は，弁操作によって，通常時の系統構成から重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
（47-3,47-4）

取合系統
残留熱除去系

表 3.4-7 他系統との隔離弁
系統隔離弁
駆動方式
残留熱除去系洗浄水弁(A)
電動駆動
残留熱除去系洗浄水弁(B)添 3.4-18

電動駆動

動作
通常時閉
電源喪失時閉通常時閉
電源喪失時閉(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設
置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
低圧代替注水系（常設）の系統構成に操作が必要な機器の設置場所，操作場
所を表 3.4-8 に示す。このうち，中央制御室で操作する復水移送ポンプ，残留熱除去系洗浄水弁(A)（又は(B)），タービン建屋負荷遮断弁は，操作位置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。原子炉建屋地上 3 階で操作する残留熱除去系注入弁(A)（又は(B)）は，原子炉建屋内の原子炉区域
外に AM 用切替盤，AM 用操作盤が設置されており，操作位置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。復水補給水系常／非常用連絡 1 次
止め弁，復水補給水系常／非常用連絡 2 次止め弁は，廃棄物処理建屋地下 3 階での操作となり，原子炉建屋外であるため，操作位置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。これらの操作が可能な配置設計とする。
（47-3）

表 3.4-8
機器名称
復水移送ポンプ(A)
復水移送ポンプ(B)
復水移送ポンプ(C)

操作対象機器設置場所
設置場所
廃棄物処理建屋地下 3 階
廃棄物処理建屋地下 3 階
廃棄物処理建屋地下 3 階

残留熱除去系注入弁(A)原子炉建屋地上 1 階

残留熱除去系注入弁(B)

原子炉建屋地上 1 階

操作場所
中央制御室
中央制御室
中央制御室
原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋内の原子炉区域外）
原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋内の原子炉区域外）
中央制御室
中央制御室

残留熱除去系洗浄水弁(A) 原子炉建屋地上 1 階
残留熱除去系洗浄水弁(B) 原子炉建屋地上 1 階
タービン建屋地下中 2 階（6 号炉）
タービン建屋負荷遮断弁
中央制御室
廃棄物処理建屋地下 3 階(7 号炉)
復水補給水系常／非常用
廃棄物処理建屋
廃棄物処理建屋地下 3 階
連絡 1 次止め弁
地下 3 階復水補給水系常／非常用
廃棄物処理建屋
廃棄物処理建屋地下 3 階
連絡 2 次止め弁
地下 3 階添 3.4-19

3.4.2.1.4.2 設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 2 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
低圧代替注水系（常設）の復水移送ポンプは，設計基準対象施設の復水補給
水系と兼用しており，設計基準対象施設としての復水移送ポンプ 2 台におけるポンプ流量が，想定される重大事故等時において，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するために必要な注水流量に対して十分であるため，
設計基準対象施設と同仕様で設計する。
注水流量としては，炉心の著しい損傷の防止の重要事故シーケンスのうち，高圧・低圧注水機能喪失，全交流動力電源喪失，崩壊熱除去機能喪失，LOCA
時注水機能喪失及び格納容器破損防止の重要事故シーケンスのうち，雰囲気圧
力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）に係る有効性評価解析（原子炉設置変更許可申請書添付書類十）において，有効性が確認されている原子炉圧力容器への注水流量が最大 300m3/h の範囲である。復水移送ポンプは 1 台
あたり 150m3/h 以上の注水が可能であるため，2 台使用する設計とする。
原子炉圧力容器に注水する場合の復水移送ポンプは，原子炉圧力容器に注水する場合の水源（復水貯蔵槽）と注水先（原子炉圧力容器）の圧力差，静水頭，
機器圧損，配管及び弁類圧損を考慮し，復水移送ポンプ 2 台運転で注水流量300m3/h 達成可能な揚程で設計する。
（47-6）(2) 共用の禁止（設置許可基準規則第 43 条第 2 項二）(ⅰ) 要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

低圧代替注水系（常設）の復水移送ポンプは，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。

(3) 設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 2 項三）(ⅰ) 要求事項
添 3.4-20

常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

低圧代替注水系（常設）は，設計基準事故対処設備の残留熱除去系に対し，多様性，位置的分散を図る設計としている。これらの詳細については，
3.4.2.1.3 項に記載のとおりである。
（47-2,47-3,47-4）

添 3.4-21

3.4.2.2 低圧代替注水系（可搬型）
3.4.2.2.1 設備概要
低圧代替注水系（可搬型）は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水モード）の有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合に，この機能を代替し，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，発電用原子炉を冷却することを目的として使用する。
本系統は，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），電源設備（非常用交流電源設備，常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，代替所内電気設備）及び，水源である代替淡水源（淡水貯水池及び防火水槽），燃料補給設備である軽油タンク，タンクローリ（4kL），流路である復水補給水系，残留熱除去系，給水系の配管，弁，ス
パージャ，ホース，注水先である原子炉圧力容器から構成される。
重大事故等時においては，原子炉隔離時冷却系，高圧代替注水系及び手動による原子炉減圧操作と連携し，代替淡水源（淡水貯水池及び防火水槽）を水源として，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）で注水することにより炉心を冷却する機能を有する。
本系統の系統概要図を図 3.4-3 に，重大事故等対処設備一覧を表 3.4-9 に示す。
本系統は，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）により，代替淡水源（淡水貯水池及び防火水槽）の水を残留熱除去系配管等を経由して原子炉圧力容器へ注水すること
で炉心を冷却できる設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，ディーゼルエンジンにより駆動できる設計とし，燃料は燃料補給設備である軽油タンク及びタンクローリ（4kL）により補給できる設計とする。
本系統の操作に当たっては，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）に付属の操作スイッチにより，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を起動し運転を行う。
なお，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を使用する際に接続する外部接続口は，共通の要因によって接続することができなくなることを防止するために，位置的分散を図った建屋の複数の異なる面に設置する設計とする。
本系統の流路のうち，低圧代替注水系（常設）の主流路への合流以降は，低圧代替注水系（常設）と同様の流路で構成し，復水補給水系，残留熱除去系，給水系の配管，弁，スパージャを経由して原子炉圧力容器へ注水する。低圧代替注水系（常設）の主流路への合流以降については，「3.4.2.1 低圧代替注水系（常設）」で示す。

添 3.4-22

図 3.4-3

低圧代替注水系（可搬型）系統概要図

添 3.4-23

ＭＯ

残留熱除去系
熱交換器（A）※１

ＭＯ

CSP大容量接続口

MUWC接続口（北）

残留熱除去系ポンプ（A）

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）

防火水槽
または
淡水貯水池

破線はホースを示す。

低圧代替注水系（可搬型）【重大事故等対処設備】

低圧代替注水系（常設）【重大事故等対処設備】

大容量送水車（海水取水用）海水

凡例：

残留熱除去系ポンプ（C）

ＭＯ

残留熱除去系
熱交換器（C）

ＭＯ

ＭＯ

※１

W/W

D/W
W/W

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

残留熱除去系
熱交換器（B）

ＭＯ

ＭＯ

T/B
各負荷へ

※２

各負荷へ

各負荷へ

ＭＯ

MUWC接続口
（南）

ＭＯ

電源車

使用済燃料
プール
スキマサー
ジタンクへ

＜可搬型代替交流電源設備＞

第一ガスタービン発電機＜常設代替交流電源設備＞

・水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）で示す。
・電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

残留熱除去系
ポンプ（B）RPV

RPV

復水移送ポンプMUWC可搬式接続口※２ （東）

復水
貯蔵槽

ＭＯ

ＭＯ

：スパージャ

ＭＯ

表 3.4-9
設備区分
主要設備
附属設備
水源※1

低圧代替注水系（可搬型）に関する重大事故等対処設備一覧
設備名
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）【可搬】―
防火水槽【常設】
淡水貯水池【常設】流路
復水補給水系 配管・弁【常設】残留熱除去系 配管・弁・スパージャ【常設】給水系 配管・弁・スパージャ【常設】ホース・接続口【可搬】
注水先
原子炉圧力容器【常設】非常用交流電源設備
非常用ディーゼル発電機（設計基準拡張）【常設】
常設代替交流電源設備
第一ガスタービン発電機【常設】軽油タンク【常設】タンクローリ（16kL）【可搬】
第一ガスタービン発電機用燃料タンク【常設】第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】可搬型代替交流電源設備
電源車【可搬】
軽油タンク【常設】※2
電源設備
タンクローリ（4kL）【可搬】(燃料補給設備 代替所内電気設備を含む)
緊急用断路器【常設】緊急用電源切替箱断路器【常設】緊急用電源切替箱接続装置【常設】AM 用動力変圧器【常設】AM 用 MCC【常設】AM 用切替盤【常設】AM 用操作盤【常設】非常用高圧母線 C 系【常設】非常用高圧母線 D 系【常設】燃料補給設備軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
計装設備―※1：水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※2：単線結線図を補足説明資料 47-2 に示す。
電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

添 3.4-24

3.4.2.2.2 主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
(1) 可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（6 号及び 7 号炉共用）
種類
：うず巻形
容量
：120m3/h/台
吐出圧力：0.85MPa[gage]
最高使用圧力：2.0MPa[gage]
最高使用温度：60℃
個数：16（予備 1）
設置場所
：屋外
保管場所
：荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所並びに 5号炉東側第二保管場所
原動機出力：100kW
なお，水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」，電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.4.2.2.3 低圧代替注水系（可搬型）の多様性，独立性，位置的分散
低圧代替注水系（可搬型）である可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，共通要因
によって機能が損なわれるおそれがないよう，表 3.4-10 で示すとおり，残留熱除去
系ポンプ及び低圧代替注水系（常設）である復水移送ポンプと位置的分散を図り，水源及び駆動源についても，多様性を有する設計とする。
また，残留熱除去系に対する低圧代替注水系（可搬型）の独立性については，表3.4-11 で示すとおり地震，津波，火災，溢水により同時に故障することを防止するために独立性を有する設計とする。
さらに，故障の影響を考慮し，低圧代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水ポン
プ（A-2 級）は，予備を有する設計とする。

添 3.4-25

表 3.4-10

多様性，位置的分散

設計基準事故対処設備項目

重大事故等対処設備

残留熱除去系（低圧注水モード）

低圧代替注水系（常設）

低圧代替注水系（可搬型）

残留熱除去系ポンプ

復水移送ポンプ

可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)

原子炉建屋
地下 3 階

廃棄物処理建屋
地下 3 階

屋外

サプレッション・チェンバ

復水貯蔵槽

代替淡水源（淡水貯水池
及び防火水槽）

原子炉建屋
地下 3 階

廃棄物処理建屋
地下 2 階

屋外

不要

不要

不要

潤滑油

不要（内包油）

不要

不要

冷却水

原子炉補機冷却水系(及び原子炉補機冷却海水系)

不要(自滑水)不要

駆動電源

常設代替交流電源設
非常用交流電源設備
備（第一ガスタービ（非常用ディーゼル発電機）
ン発電機）

ポンプ

水源

駆動用空気

原子炉建屋
地上 1 階項目

7 号炉タービン建屋
南側の屋外

可搬型代替交流電源設備（電源車）
荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所―

表 3.4-11 設計基準事故対処設備との独立性
設計基準事故対処設備
重大事故等対処設備
残留熱除去系(A)(B)(C)
低圧代替注水系（可搬型）（低圧注水モード）

共 地震
通
要
因
故
津波
障

設計基準事故対処設備の残留熱除去系は耐震 S クラス設計とし，重大事故等対処設備である低圧代替注水系（可搬型）は基準地震動 Ss
で機能維持できる設計とすることで，基準地震動 Ss が共通要因となり故障することのない設計とする。

火災

設計基準事故対処設備の残留熱除去系と，重大事故等対処設備である低圧代替注水系（可搬型）は，火災が共通要因となり同時に故障することのない設計とする（「共-7 重大事故等対処設備の内部火災に対する防護方針について」に示す）。
設計基準事故対処設備の残留熱除去系と，重大事故等対処設備である低圧代替注水系（可搬型）は，溢水が共通要因となり同時に故障することのない設計とする（「共-8 重大事故等対処設備の内部溢水に対する防護方針について」に示す）。

溢水

6 号及び 7 号炉の原子炉建屋は，基準津波が到達しない位置に設置する設計とすることで，津波が共通要因となり故障することのない設計とする。

添 3.4-26

3.4.2.2.4 設置許可基準規則第 43 条への適合方針
3.4.2.2.4.1 設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
低圧代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，屋外の荒浜
側高台保管場所及び大湊側高台保管場所並びに 5 号炉東側第二保管場所に保管し，重大事故等時に原子炉建屋の接続口付近の屋外に設置する設備であることから，想定される重大事故等時における，屋外の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，以下の表 3.4-12 に示す設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の操作は，付属の操作スイッチにより，想定される重大事故等時において設置場所から可能な設計とする。風（台風）による荷重については，転倒しないことの確認を行っているが，詳細評価により転倒する結果となった場合は，転倒防止措置を講じる。積雪の影響については，
適切に除雪する運用とする。
また，降水及び凍結により機能を損なうことのないよう，防水対策が取られた可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を使用し，凍結のおそれがある場合は暖気運
転を行い凍結対策とする。
（47-3,47-7,47-8）
表 3.4-12 想定する環境条件及び荷重条件
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・ 屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐放射線えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による影 降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対策
響及び凍結対策を行える設計とする。
海水を通水する系統 淡水だけでなく海水も使用する（常時海水を通水しない）。
への影響
原子炉圧力容器への注水は，可能な限り淡水源を優先し，海水通水は短期間とすることで，設備への影響を考慮する。
地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認し，治具や輪留め等により転倒防止対策を行う。
風（台風）・積雪
屋外で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないことを評価により確認する。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。
添 3.4-27

(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものである
こと。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

低圧代替注水系（可搬型）を運転する場合は，復水補給水系バイパス流防止としてタービン建屋負荷遮断弁の全閉操作又は,復水補給水系原子炉建屋復水積算流量計バイパス弁の全閉操作を実施し，残留熱除去系注入弁(A)（又は(B)）の全開操作，残留熱除去系洗浄水弁(A)（又は(B)）の全開操作を実施した後，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の配備及びホース接続を行い，送水準備が完了した後，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を起動することで原子炉圧力容器への注水を行う。以上のことから，低圧代替注水系（可搬型）の操作に必要なポン
プ及び操作に必要な弁，ホースを表 3.4-13 に示す。
このうち MUWC 接続口外側隔離弁 1(A)，2(A)及び MUWC 接続口外側隔離弁 1(B)，
2(B)，MUWC 可搬式接続口隔離弁 1 については，接続口が設置されている屋外の場所から手動操作で弁を開閉することが可能な設計とし，MUWC 可搬式接続口隔
離弁 2 及び MUWC 可搬式接続口隔離弁 3 については，原子炉建屋内の接続口が設置されている場所で手動操作で弁を開閉することが可能な設計とする。MUWC 接
続口内側隔離弁(B)については，弁は原子炉建屋内の原子炉区域外に設置されているが，遠隔手動弁操作設備により屋外から手動操作で開閉することが可能な設計とする。MUWC 接続口内側隔離弁(A)については，弁は原子炉建屋原子炉区域内に設置されているが，遠隔手動弁操作設備により原子炉建屋内の原子炉区域
外から手動操作で開閉することが可能な設計とする。復水補給水系原子炉建屋
復水積算流量計バイパス弁については，原子炉建屋原子炉区域内に設置されているが，原子炉建屋原子炉区域内の環境条件（被ばく影響等）を考慮の上，手動操作で弁を開閉することが可能な設計とする。
また，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）については，付属の操作スイッチからのスイッチ操作で起動する設計とする。可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は付属の操作スイッチ及び操作に必要な弁を操作するにあたり，運転員のアクセス性，
操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，それぞれの操作対象については銘板をつけることで識別可能とし，運転員の操作・監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，接続口まで屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。
ホースの接続作業に当たっては，特殊な工具，及び技量は必要とせず，簡便な結合金具による接続並びに一般的な工具を使用することにより，確実に接続
添 3.4-28

が可能な設計とする。
（47-3,47-4,47-7）

機器名称
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）MUWC 接続口外側隔離弁 1(A)MUWC 接続口外側隔離弁 2(A)MUWC 接続口外側隔離弁 1(B)
MUWC 接続口外側隔離弁 2(B)
MUWC 可搬式接続口隔離弁 1
MUWC 可搬式接続口隔離弁 2
MUWC 可搬式接続口隔離弁 3
MUWC 接続口内側隔離弁(B)
MUWC 接続口内側隔離弁(A)
復水補給水系原子炉建屋復
水積算流量計バイパス弁
ホース

表 3.4-13 操作対象機器
状態の変化
操作場所

操作方法

起動・停止 屋外設置位置

スイッチ操作

弁閉→弁開
弁閉→弁開
弁閉→弁開
弁閉→弁開
弁閉→弁開
弁閉→弁開
弁閉→弁開
弁閉→弁開
弁閉→弁開

屋外接続口位置
屋外接続口位置
屋外接続口位置
屋外接続口位置
屋外接続口位置
屋内接続口位置
屋内接続口位置
原子炉建屋地下 1 階
原子炉建屋地上 2 階

手動操作
手動操作
手動操作
手動操作
手動操作
手動操作
手動操作
手動操作
手動操作

弁開→弁閉 原子炉建屋地下 2 階

手動操作

ホース接続 屋外又は原子炉建屋内

人力接続(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

低圧代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，表 3.4-14に示すように発電用原子炉の運転中又は停止中に独立して機能・性能試験，弁動作試験，分解検査，外観検査が可能な設計とする。
低圧代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に分解又は取替え，車両として運転状態の確認及び外観の確認が可能な設計とする。
また，発電用原子炉の運転中又は停止中に，淡水貯水池を水源とし，可搬型
代替注水ポンプ（A-2 級），仮設流量計，ホースの系統構成で淡水貯水池へ送水する試験を行うテストラインを設けることで，他系統と独立した試験系統で低圧代替注水系（可搬型）の機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な系統設計とする。なお，接続口から復水補給水系主配管までのラインについては，上記の試験に加えて，発電用原子炉の運転中又は停止中に各接続口の弁動作試験を実施することで弁開閉動作の確認が可能な設計とする。
添 3.4-29

表 3.4-14 低圧代替注水系（可搬型）の試験及び検査
発電用原子炉の状態
項目
内容
運転中又は停止中
機能・性能試験 可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の運転性能（吐出圧力，流量）の確認，漏えいの確認
弁動作試験
弁開閉動作の確認
分解検査

外観検査
車両検査

ポンプを分解し，部品の表面状態を，試験及び目視により確認
又は必要に応じて取替えポンプ及びホース外観の確認
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の車両としての運転状態の確認

運転性能の確認として，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の吐出圧力，流量の確認を行うことが可能な設計とする。
ホースの外観検査として，機能・性能に影響を及ぼすおそれのある亀裂，腐食等がないことの確認を行うことが可能な設計とする。
（47-5）(4) 切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

低圧代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，本来の用途以外の用途には使用しない。
なお，通常時に使用する系統である復水補給水系から重大事故等時に対処するために低圧代替注水系（可搬型）に系統構成を切り替える場合，切替え操作としては，各接続口の弁開閉操作，ホース敷設及び接続作業，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の移動，設置，起動操作を行う。
低圧代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の移動，設置，起動操作，及び系統の切替えに必要な弁操作については，図 3.4-4 で示すタイ
ムチャートのとおり速やかに切り替えることが可能である。
（47-4）

添 3.4-30

経過時間（分）

10
手順の項目

20

30

40

50

60

70

可搬型代替注水ポンプ
による送水

90

80

100

110

120

防火水槽を水源とした可搬型代替注水ポンプによる送水

要員（数）

備考

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所～荒浜高台保管場所移動 ※2
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）3台の健全性確認
可搬型代替注水ポンプ（A-2級)3台移動～配置
送水準備

3※1

緊急時対策要員

130
125分 ※1[防火水槽を水源とした場合]

送水※1 5号炉東側第二保管場所の可搬型代替注水ポンプ（A-2級）を使用した場合は，緊急時対策要員2名で105分以内で可能である。
※2 5号炉東側第二保管場所への移動は，10分と想定する。

図 3.4-4 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水(淡水/海水)(可搬型代替注水ポンプによる注水)のタイムチャート(1/2)＊

経過時間（分）

10
手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

90

100

110

120

200

210

220

230

240

250

260

270

280

290

300

310

320

330

340

350

備考

要員（数）
淡水貯水池を水源とした可搬型代替注水ポンプによる送水 330分 ※1

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所～荒浜側高台保管場所移動
可搬型代替注水ポンプの健全性確認
緊急時対策要員6名で対応する。

可搬型代替注水ポンプ2台移動～配置
送水準備

屋外～5号炉東側第二保管場所移動

可搬型代替注水ポンプによる送水

可搬型代替注水ポンプの健全性確認[淡水貯水池を水源とした場合（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）]

緊急時対策要員 6 ※1

可搬型代替注水ポンプ2台移動～配置

緊急時対策要員6名のうち4名で
対応する。

送水準備
送水

送水準備
緊急時対策要員6名のうち2名で対応する。

※1 緊急時対策要員6名で2ユニット分を対応した場合，6号炉への送水開始まで約330分，7号炉への送水開始まで約345分で可能である。
緊急時対策要員10名で2ユニット分を対応した場合，6号炉及び7号炉への送水開始まで約225分で可能である。

図 3.4-4 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水(淡水/海水)(可搬型代替注水ポンプによる注水)のタイムチャート(2/2)＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての 1.4 で示すタイムチャート(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

低圧代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，通常時は接続先の系統と分離して保管することで，他の設備に悪影響を及ぼさない運用とする。放射性物質を含む系統と含まない系統を区分するため，接続口は，全閉隔離する設計とする。
また，低圧代替注水系（可搬型）を用いる場合は，弁操作によって，通常時の系統構成から重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，治具や輪留めによる固定等をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，飛散物となって他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
なお,低圧代替注水系（可搬型）は代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）と同時に使用する可能性があるため，各々の必要流量が確保可能な設計とする。
各々の必要流量とは，「全交流動力電源喪失（外部電源喪失＋DG 喪失）＋SRV
再閉失敗」シナリオで注水が開始される原子炉停止後約 9 時間後に，低圧代替
添 3.4-31

注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注入流量は 40m3/h，代替格納容器
スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器へのスプレイ流量は 80m3/h
であり，これらの必要流量が確保可能な設計とする。
（47-3,47-4,47-5）(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置
場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
低圧代替注水系（可搬型）の系統構成に操作が必要な機器の設置場所，操作
場所を表 3.4-15 に示す。このうち，屋外で操作する可搬型代替注水ポンプ（A-2級），MUWC 接続口外側隔離弁 1(A)，2(A)及び MUWC 接続口外側隔離弁 1(B)，2(B)，
MUWC 可搬式接続口隔離弁 1，MUWC 接続口内側隔離弁(B)，ホースは，屋外にあるため操作位置及び作業位置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。MUWC 接続口内側隔離弁(A)については，原子炉建屋地上 2 階（原子炉
建屋内の原子炉区域外）に設置されていることから，操作位置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。
なお，原子炉建屋内にホースを設置する場合は，放射線量を確認して，適切な放射線対策に基づき作業安全確保を確認した上で作業を実施する。
（47-3,47-7）
表 3.4-15

操作対象機器設置場所
機器名称
設置場所
操作場所
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級） 屋外設置位置
屋外設置位置MUWC 接続口外側隔離弁 1(A)
屋外接続口位置
屋外接続口位置MUWC 接続口外側隔離弁 2(A)
屋外接続口位置
屋外接続口位置MUWC 接続口外側隔離弁 1(B)
屋外接続口位置
屋外接続口位置MUWC 接続口外側隔離弁 2(B)
屋外接続口位置
屋外接続口位置MUWC 可搬式接続口隔離弁 1
屋外接続口位置
屋外接続口位置MUWC 可搬式接続口隔離弁 2
屋内接続口位置
屋内接続口位置MUWC 可搬式接続口隔離弁 3
屋内接続口位置
屋内接続口位置MUWC 接続口内側隔離弁(B)
原子炉建屋地上 1 階
原子炉建屋地上 1 階
MUWC 接続口内側隔離弁(A)原子炉建屋地上 2 階
原子炉建屋地上 2 階
復水補給水系原子炉建屋復水積
原子炉建屋地下 2 階
原子炉建屋地下 2 階
算計バイパス弁ホース
屋外又は原子炉建屋内 屋外又は原子炉建屋内
添 3.4-32

3.4.2.2.4.2 設置許可基準規則第 43 条第 3 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 3 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量に加え，十分に余裕のある容量を有するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
低圧代替注水系（可搬型）である可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，原子炉
冷却材圧力バウンダリが低圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するために必要な注水流量を有する設計とする。
注水流量としては，炉心の著しい損傷の防止の事故シーケンスのうち，全交
流動力電源喪失（外部電源喪失＋DG 喪失）＋SRV 再閉失敗において，有効性が確認されている 84m3/h で注水可能な設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の容量については，原子炉停止後 4 時間後の崩壊熱除去に必要な注水流量として 84m3/h 以上とする。原子炉圧力容器に注水する場合の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の揚程は，原子炉圧力容器に注水する場合の水源（淡水貯水池）と注水先（原子炉圧力容器）の圧力差，静水頭，
機器圧損，配管，ホース及び弁類圧損を考慮し，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）
を直列 3 台運転で注水流量 84m3/h 達成可能な設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，重大事故等時において，原子炉圧力容器への注水として原子炉冷却に必要な流量を確保できる容量を有するものを 1 セ
ット 4 台使用する。保有数は 1 プラントあたり 2 セット 8 台で 6 号及び 7 号炉
共用で 4 セット 16 台と，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ
用として 1 台（共用）の合計 17 台を分散して保管する。
（47-6）(2) 確実な接続（設置許可基準規則第 43 条第 3 項二）(ⅰ) 要求事項
常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。）と接続するものにあっては，当該常設設備と容易かつ確実に接続することができ，かつ，二以上の系統又は発電用原子炉施設が相互に使用することができるよう，接続部の規格の統一その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

低圧代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の接続箇所は，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型），格納容器下部注水系（可搬型），燃料
添 3.4-33

プール代替注水系及び復水貯蔵槽への水の供給にも使用することができるよう，
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）から来るホースと接続口について，簡便な接続方式である結合金具にすることに加え，接続口の口径を 75A 又は 65A に統一し，
75A/65A の接続治具を配備しておくことで確実に接続ができる設計とする。また，
6 号及び 7 号炉が相互に使用することができるよう，可搬型代替注水ポンプ（A-2級）から来るホースと接続口について，ホースと接続口を簡便な接続方式である結合金具にすることに加え，接続口の口径を 75A 又は 65A に統一し，75A/65Aの接続治具を配備しておくことで確実に接続ができる設計とする。
（47-7）(3) 複数の接続口（設置許可基準規則第 43 条第 3 項三）(ⅰ) 要求事項
常設設備と接続するものにあっては，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外か
ら水又は電力を供給するものに限る。）の接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設けるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

低圧代替注水系（可搬型）である可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の接続箇所である接続口は，重大事故等時の環境条件，自然現象，外部人為事象，溢水及び火災の影響により接続できなくなることを防止するため，接続口をそれぞれ
互いに異なる複数の場所に設ける設計とする。
6 号炉については，接続口から復水補給水系配管まで鋼製配管でつながる「接続口（屋内本設）」を原子炉建屋南側に 1 箇所，原子炉建屋東側に 1 箇所設置し，接続口から復水補給水系配管まで建屋内にホースを敷設してつながる「接続口（屋内ホース）」を原子炉建屋内東側に 1 箇所設置し,合計 3 箇所設置すること
で共通要因によって接続できなくなることを防止する設計とする。
7 号炉については，接続口から復水補給水系配管まで鋼製配管でつながる「接続口（屋内本設）」を原子炉建屋南側に 1 箇所，原子炉建屋北側に 1 箇所設置し，接続口から復水補給水系配管まで建屋内にホースを敷設してつながる「接続口（屋内ホース）」を原子炉建屋内東側に 1 箇所設置し,合計 3 箇所設置すること
で共通要因によって接続できなくなることを防止する設計とする。
（47-7）(4) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項四）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において可搬型重大事故等対処設備を設置場所に据え付け，及び常設設備と接続することができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
添 3.4-34

(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
低圧代替注水系（可搬型）である可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，炉心損
傷後の格納容器ベントを実施していない状況で屋外で使用する設備であり，想定される重大事故等が発生した場合における放射線を考慮しても作業への影響はないと想定しているが，仮に線量が高い場合は線源からの離隔距離をとること，線量を測定し線量が低い位置に配置することにより，これら設備の設置及び常設設備との接続が可能である。また，現場での接続作業に当たっては，簡便な結合金具による接続方式により，確実に速やかに接続が可能である。
（47-7）(5) 保管場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項五）(ⅰ) 要求事項
地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロ
リズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管すること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

低圧代替注水系（可搬型）である可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，地震，
津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮し，残留熱除去系ポンプ，低圧代替注水系（常設）である復水移送ポン
プと位置的分散を図り，発電所敷地内の高台の荒浜側高台保管場所及び大湊側
高台保管場所並びに 5 号炉東側第二保管場所に分散して保管する。
（47-8）(6) アクセスルートの確保（設置許可基準規則第 43 条第 3 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，工場等内の道路及び通路が確保できるよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

低圧代替注水系（可搬型）である可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，通常時
は高台の荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所並びに 5 号炉東側第二保管場所に分散して保管しており，想定される重大事故等が発生した場合におい添 3.4-35

ても，保管場所から接続場所までの運搬経路について，設備の運搬及び移動に支障をきたすことのないよう，迂回路も考慮して複数のアクセスルートを確保する。（『可搬型重大事故等対処設備保管場所及びアクセスルートについて』参照）（47-9）(7) 設計基準事故対処設備及び常設重大事故防止設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 3 項七）(ⅰ) 要求事項
重大事故防止設備のうち可搬型のものは，共通要因によって，設計基準事故
対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設
重大事故防止設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

低圧代替注水系（可搬型）は，共通要因によって，設計基準事故対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設重大事故等対処設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，設計基準事故対処設備の残留熱除去系と常設重大事故等対処設備の低圧代替注水系（常設）に対し，多様性，
位置的分散を図る設計としている。これらの詳細については，3.4.2.2.3 項に記載のとおりである。
（47-3,47-4,47-7,47-8）

添 3.4-36

3.4.3

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

3.4.3.1

残留熱除去系（低圧注水モード）

3.4.3.1.1 設備概要
残留熱除去系（低圧注水モード）は，非常用炉心冷却系の 1 つである。非常用炉
心冷却系は，冷却材喪失事故時に燃料被覆管の重大な損傷を防止し，ジルコニウム－水反応を極力抑え，崩壊熱を長期にわたって除去する機能を持ち，低圧注水系，
高圧炉心注水系，原子炉隔離時冷却系及び自動減圧系で構成する。
残留熱除去系（低圧注水モード）は，電動機駆動ポンプ 3 台，配管，弁類，ストレーナ，スパージャ及び計測制御装置からなり，冷却材喪失事故時には，高圧炉心注水系，原子炉隔離時冷却系及び自動減圧系と連携して，炉心を冷却する機能を有する。
本系統は，3 台の残留熱除去系（低圧注水モード）ポンプごとに別々のループとなっており，原子炉水位低又はドライウェル圧力高の信号で作動を開始し，サプレ
ッション・チェンバのプール水を原子炉圧力容器内（炉心シュラウド外）に注水し，炉心を冷却する。
本系統の系統概要図を図 3.4-5 に，重大事故等対処設備（設計基準拡張）一覧を
表 3.4-16 に示す。
本系統は設計基準対象施設であるが，想定される重大事故等時においてその機能を期待するため，重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置付ける。
また，残留熱除去系（低圧注水モード）は，非常用交流電源設備（非常用ディー
ゼル発電機）からの給電に加えて，代替交流電源設備からの給電により復旧し，重大事故等時に使用できる設計とする。

添 3.4-37

・水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方
針を示す章）で示す。
・電源設備については「3.14 電源設備
（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・計装設備については「3.15 計装設備
（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

スキマサージ
タンクから

MO

使用済燃料
プールへ
ドライウェルMO

原子炉格納容器

MO

MO

MO

MO

AO

AO

原
子
炉
圧
力
容
器

MO

MO

MO

MO
MO

MO

AO
給水系から
MO

MO

MO

MO

AO

MO

MO

MO

MO

サプレッション・チェンバ
MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

区分Ⅰ より電源供給

RCW系※
RCW系※

残留熱除去系
ポンプ(B)
残留熱除去系
熱交換器(B)

低圧注水モード

MO

MO

MO

RCW系※

残留熱除去系ポンプ(C)

区分Ⅲ より電源供給

RCW系※

残留熱除去系
熱交換器(C)

タイライン※RCW系：原子炉補機冷却水系

MO

RCW系※
MO

MO

MO

残留熱除去系ポンプ(A)
MO

MO

MO

MO

RCW系※
残留熱除去系
熱交換器(A)

図 3.4-5

残留熱除去系（低圧注水モード）

添 3.4-38

区分Ⅱ より電源供給

系統概要図

表 3.4-16

残留熱除去系（低圧注水モード）に関する重大事故等対処設備（設計基準拡張）一覧
設備区分
設備名
主要設備
残留熱除去系（低圧注水モード）ポンプ【常設】
附属設備
－
※1
水源
サプレッション・チェンバ【常設】流路※2

残留熱除去系 配管・弁・ストレーナ・スパージャ【常設】給水系 配管・弁・スパージャ【常設】注水先

原子炉圧力容器【常設】電源設備※3

非常用交流電源設備
非常用ディーゼル発電機（設計基準拡張）【常設】計装設備※4

原子炉水位（SA）【常設】
残留熱除去系系統流量【常設】※1：水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※2：残留熱除去系（低圧注水モード）は熱交換機能に期待しておらず，熱交換器
は流路としてのみ用いるため，配管に含む。
※3：電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※4：主要設備を用いた炉心損傷防止及び格納容器破損防止対策を成功させるために把握することが必要な原子炉施設の状態
計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

添 3.4-39

3.4.3.1.2 主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
(1) 残留熱除去系（低圧注水モード）ポンプ
容量：約 950m3/h/台
全揚程：約 130m個数：3取付箇所：原子炉建屋地下 3 階
なお，水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」，電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」，計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

添 3.4-40

3.4.3.1.3 設置許可基準規則第 43 条への適合方針
残留熱除去系（低圧注水モード）は，想定される重大事故等時に重大事故等対処
設備（設計基準拡張）として使用するため，「2.3 重大事故等対処設備に関する基本方針」のうち，多様性，位置的分散を除く設計方針を適用して設計を行う。
ただし，代替交流電源設備からの給電により残留熱除去系(低圧注水モード)を復旧させる場合については，残留熱除去系（低圧注水モード）は，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備（非常用ディーゼル発電機）からの給電により起動
する残留熱除去系（低圧注水モード）に対して，駆動電源の多様性を有する設計とする。常設代替交流電源設備の多様性，位置的分散については，「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」に示す。
残留熱除去系（低圧注水モード）については，設計基準対象施設として使用する
場合と同様の系統構成で重大事故等においても使用するため，他の施設に悪影響を及ぼさない設計である。
残留熱除去系（低圧注水モード）は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計である。
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
残留熱除去系（低圧注水モード）ポンプについては，設計基準事故時の非常用炉
心冷却機能を兼用しており，設計基準事故時に使用する場合の容量が，重大事故等の収束に必要な容量に対して十分である。
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
残留熱除去系（低圧注水モード）ポンプについては，原子炉建屋原子炉区域内に設置される設備であることから，想定される重大事故等が発生した場合における原子炉建屋原子炉区域内の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，表 3.4-17 に示す設計である。
表 3.4-17
環境条件等
温度・圧力・湿度・放射線
屋外の天候による影響
海水を通水する系統への影響
地震

風（台風）・積雪
電磁的障害

想定する環境条件及び荷重条件
対応
原子炉建屋原子炉区域内で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
海水を通水しない。
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方
針」に示す）。
原子炉建屋原子炉区域内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。
添 3.4-41

また，残留熱除去系（低圧注水モード）は中央制御室にて操作可能な設計とする。
残留熱除去系（低圧注水モード）の系統構成及び運転に必要な操作機器は，中央制御室で操作することから，操作位置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
残留熱除去系（低圧注水モード）については，設計基準対象施設として使用する
場合と同じ系統構成で重大事故等においても使用する設計である。また，残留熱除去系（低圧注水モード）については，テストラインにより系統の機能・性能試験が可能な設計である。残留熱除去系（低圧注水モード）ポンプについては，発電用原子炉の運転中に系統の機能・性能試験及び弁動作試験が可能な設計であり，発電用原子炉の停止中に分解検査及び外観検査が可能な設計である。
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

添 3.4-42

3.4.3.2

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）

3.4.3.2.1 設備概要
残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）は，3 ループから構成され，熱交換器
3 基，電動機駆動ポンプ 3 台，配管，弁類，スパージャ及び計測制御装置からなり，
原子炉停止後，炉心崩壊熱及び原子炉圧力容器，配管，冷却材中の残留熱を除去して，発電用原子炉を冷却するためのものである。
炉心崩壊熱及び残留熱は，原子炉停止後には復水器等により冷却され，冷却材温
度が十分下がった後は，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）によって冷却される。
本系統の系統概要図を図 3.4-6 に，重大事故等対処設備（設計基準拡張）一覧を
表 3.4-18 に示す。
本系統は設計基準対象施設であるとともに，想定される重大事故等時においてその機能を期待するため，重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置付ける。
また，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）は，非常用交流電源設備（非常用ディーゼル発電機）からの給電に加えて，代替交流電源設備からの給電により復旧し，重大事故等時に使用できる設計とする。

添 3.4-43

・水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方
針を示す章）で示す。
・電源設備については「3.14 電源設備
（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・計装設備については「3.15 計装設備
（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

スキマサージ
タンクから

MO

使用済燃料
プールへ
ドライウェルMO

原子炉格納容器

MO

MO

MO

MO

AO

AO

原
子
炉
圧
力
容
器

MO

MO

MO

MO
MO

MO

AO
給水系から
MO

MO

MO

MO

AO

MO

MO

MO

MO

サプレッション・チェンバ
MO

MO

MO

MO

区分Ⅰ より電源供給

RCW系※
RCW系※

RCW系※

残留熱除去系ポンプ(C)

残留熱除去系
ポンプ(B)

区分Ⅱ より電源供給
区分Ⅲ より電源供給

RCW系※

残留熱除去系
熱交換器(B)

原子炉停止時冷却モード

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

残留熱除去系
熱交換器(C)

タイライン※RCW系：原子炉補機冷却水系

MO

RCW系※
MO

MO

MO

残留熱除去系ポンプ(A)

MO

MO

MO

MO

RCW系※
残留熱除去系
熱交換器(A)

図 3.4-6

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）

添 3.4-44

系統概要図

表 3.4-18

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）に関する重大事故等対処設備（設計基準拡張）一覧
設備区分
設備名
主要設備
残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）ポンプ【常設】残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）熱交換器【常設】
附属設備

－

水源

－

流路

残留熱除去系 配管・弁・ストレーナ・スパージャ【常設】給水系 配管・弁・スパージャ【常設】注水先

原子炉圧力容器【常設】電源設備※1

非常用交流電源設備
非常用ディーゼル発電機（設計基準拡張）【常設】計装設備※2

残留熱除去系系統流量【常設】残留熱除去系熱交換器入口温度【常設】残留熱除去系熱交換器出口温度【常設】※1：電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※2：主要設備を用いた炉心損傷防止及び格納容器破損防止対策を成功させるために把握することが必要な原子炉施設の状態
計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

添 3.4-45

3.4.3.2.2 主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
(1) 残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）ポンプ
容量：約 950m3/h/台
全揚程：約 130m台数：3
取付箇所：原子炉建屋地下 3 階(2) 残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）熱交換器
基数
：3
伝熱容量
：約 8.1 MW/基（海水温度 30℃において）

なお，水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」，電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」，計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

添 3.4-46

3.4.3.2.3 設置許可基準規則第 43 条への適合方針
残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）は，想定される重大事故等時に重大事
故等対処設備（設計基準拡張）として使用するため，「2.3 重大事故等対処設備に関する基本方針」のうち，多様性，位置的分散を除く設計方針を適用して設計を行う。
ただし，代替交流電源設備からの給電により残留熱除去系(原子炉停止時冷却モード)を復旧させる場合については，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）は，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備（非常用ディーゼル発電機）からの給電により起動する残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）に対して，駆動電源の多様性を有する設計とする。常設代替交流電源設備の多様性，位置的分散については，「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」に示す。
残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）については，設計基準対象施設として使用する場合と同様の系統構成で重大事故等においても使用するため，他の施設に悪影響を及ぼさない設計である。
残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計である。
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）ポンプ及び残留熱除去系（原子炉停止
時冷却モード）熱交換器については，設計基準事故時に使用する場合の容量が，重大事故等の収束に必要な容量に対して十分である。
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）ポンプ及び残留熱除去系（原子炉停止
時冷却モード）熱交換器については，原子炉建屋原子炉区域内に設置される設備であることから，想定される重大事故等が発生した場合における原子炉建屋原子炉区
域内の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，表 3.4-19 に示す設計である。

添 3.4-47

表 3.4-19
環境条件等
温度・圧力・湿度・放射線
屋外の天候による影響
海水を通水する系統への影響
地震

風（台風）・積雪
電磁的障害

想定する環境条件及び荷重条件
対応
原子炉建屋原子炉区域内で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
海水を通水しない。
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方
針」に示す）。
原子炉建屋原子炉区域内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

また，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）は中央制御室にて操作可能な設計である。残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）の系統構成及び運転に必要な操作機器は，中央制御室で操作することから，操作位置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）については，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等においても使用する設計である。また，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）については，テストラインにより系統の機能・性能試験が可能な設計である。残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）ポ
ンプ及び残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）熱交換器については，発電用原子炉の運転中に系統の機能・性能試験及び弁動作試験が可能な設計であり，発電用原子炉の停止中に分解検査及び外観検査が可能な設計である。
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

添 3.4-48

3.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備【48 条】【設置許可基準規則】（最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備）
第四十八条 発電用原子炉施設には，設計基準事故対処設備が有する最終ヒートシン
クへ熱を輸送する機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損（炉心の著しい損傷が発生する前に生ずるものに限る。）を防止するため，最終ヒートシンクへ熱を輸送するために必要な設備を設けなければならない。
（解釈）
１ 第４８条に規定する「最終ヒートシンクへ熱を輸送するために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
ａ）炉心の著しい損傷等を防止するため，重大事故防止設備を整備すること。
ｂ）重大事故防止設備は，設計基準事故対処設備に対して，多重性又は多様性及び独立性を有し，位置的分散を図ること。
ｃ）取水機能の喪失により最終ヒートシンクが喪失することを想定した上で，BWR に
おいては，サプレッションプールへの熱の蓄積により，原子炉冷却機能が確保できる一定の期間内に，十分な余裕を持って所内車載代替の最終ヒートシンクシス
テム（UHSS）の繋ぎ込み及び最終的な熱の逃がし場への熱の輸送ができること。
加えて，残留熱除去系（RHR）の使用が不可能な場合について考慮すること。
また，PWR においては，タービン動補助給水ポンプ及び主蒸気逃がし弁による２次冷却系からの除熱により，最終的な熱の逃がし場への熱の輸送ができること。
ｄ）格納容器圧力逃がし装置を整備する場合は，本規程第５０条１ｂ）に準ずること。
また，その使用に際しては，敷地境界での線量評価を行うこと。

添 3.5-1

3.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
3.5.1 設置許可基準規則第 48 条への適合方針
設計基準事故対処設備が有する最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合においても，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損（炉心の著しい損傷が発生する前に生ずるものに限る。）を防止するための設備として，代替原子炉
補機冷却系，格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系を設ける。
(1) 代替原子炉補機冷却系の設置（設置許可基準規則解釈の第 1 項 a),b),c)）
設計基準事故対処設備が有する最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合においても，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，代替原子炉補機冷却系を使用する。
代替原子炉補機冷却系は，津波の影響を受けない高台に配備した可搬型の熱交換器ユニット，大容量送水車(熱交換器ユニット用)等で構成する。
また，サプレッション・チェンバへの熱の蓄積により，原子炉冷却機能が確保できる一定の期間内に系統へ繋ぎ込み，最終的な熱の逃がし場へ熱の輸送ができる設計とする。
当該設備は，設計基準事故対処設備である原子炉補機冷却系に対する多重性
又は多様性及び独立性，位置的分散を図った設計とする。（代替原子炉補機冷却系の設計基準事故対処設備に対する多重性又は多様性及び独立性，位置的分散については 3.5.2.1.3 項に詳細を示す。）(2) 格納容器圧力逃がし装置の設置(設置許可基準規則解釈の第 1 項 a),b),d))
設計基準事故対処設備が有する最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合においても，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，格納容器圧力逃がし装置を使用する。
当該設備は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプレイ
冷却モード）及び原子炉補機冷却系に対する多重性又は多様性及び独立性，位置的分散を図った設計とする。（格納容器圧力逃がし装置の設計基準事故対処
設備に対する多重性又は多様性及び独立性，位置的分散については 3.5.2.2.2
項に詳細を示す。）
当該設備は残留熱除去系及び原子炉補機冷却系が機能喪失した場合に使用する設計とする。
また，当該設備は設置許可基準規則解釈の第 50 条第 1 項 b)の要求を満たすものとする。
（設置許可基準規則第 50 条に対する適合方針に関しては，「3.7 原
子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備（設置許可基準規則第 50 条に対する設計方針を示す章）」に示す。）
当該設備を使用して格納容器ベントを実施した場合に放出される想定放射性物質の放出量に対して，あらかじめ敷地境界での線量評価を行うこととする。
また，敷地境界を含む原子力発電所周辺の放射性物質の濃度及び放射線量を監視，測定する設備を設けるものとする。（発電所敷地境界での線量監視設備に関しては，「3.17 監視測定設備（設置許可基準規則第 60 条に対する設計方針を示す章）」に示す。）

添 3.5-2

(3) 耐圧強化ベント系の設置（設置許可基準規則解釈の第 1 項 a),b),d) ）設計基準事故対処設備が有する最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合においても，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，耐圧強化ベント系を使用する。
当該設備は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプレイ
冷却モード）及び原子炉補機冷却系に対する多重性又は多様性及び独立性，位置的分散を図った設計とする。（耐圧強化ベント系の設計基準事故対処設備に対する多重性又は多様性及び独立性，位置的分散については3.5.2.3.3項に詳細を示す。）
当該設備は残留熱除去系及び原子炉補機冷却系が機能喪失した場合に使用する設計とする。
当該設備を使用して格納容器ベントを実施した場合に放出される想定放射性物質の放出量に対して，あらかじめ敷地境界での線量評価を行うこととする。
また，実際に重大事故等が発生した場合に，敷地境界を含む原子力発電所周辺の放射性物質の濃度及び放射線量を監視，測定する設備を設けるものとする。
（発電所敷地境界での線量監視設備に関しては，「3.17 監視測定設備（設置許可基準規則第 60 条に対する設計方針を示す章）」に示す。）
また，当該設備については以下のとおり，設置許可基準規則解釈の第 50 条
第 1 項 b)に準ずる設計とする。
ⅰ) 当該設備は炉心損傷前に使用するものであるため，排気ガスに含まれる放射性物質量は微量である。また，当該設備を使用して格納容器ベントを実施した場合に放出される想定放射性物質の放出量に対して敷地境界での線量評価を行った結果，敷地境界での線量は「実用発電用原子炉に係る炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策の有効性評価に関する審査ガイド」に記載の基準を満たしている。
ⅱ) 当該設備は炉心損傷前に使用するものであり，排気ガスに含まれる可燃性ガスは微量であることから格納容器ベント中に可燃限界濃度に達することはない。
ⅲ) 当該設備を使用する際に流路となる不活性ガス系，耐圧強化ベント系，及び非常用ガス処理系の配管等は，他号炉とは共用しない。また，当該系統と他の系統・機器は弁にて確実に隔離することにより，他の系統・機器に悪影響を及ぼさない設計とする。
ⅳ) 重大事故等対策の有効性評価において，耐圧強化ベント系を使用しても原子炉格納容器が負圧にならないことを確認している。仮に格納容器スプレイを行う場合においても，原子炉格納容器内圧力を確認し，規定の圧力まで減圧した場合は格納容器スプレイを停止する運用とする。
ⅴ) 当該設備の排出経路に設置される隔離弁は，遠隔手動弁操作設備により人力で容易かつ確実に開閉操作が可能な設計とする。また，空気作動弁については遠隔空気駆動弁操作用ボンベから遠隔空気駆動弁操作設備の配管を経由
添 3.5-3

し，高圧窒素ガスを供給することによる遠隔操作も可能な設計とし，電動弁については常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電による遠隔操作も可能な設計とする。
ⅵ) 当該設備を使用する際に操作が必要な隔離弁の遠隔手動弁操作設備又は遠隔空気駆動弁操作用ボンベ及び遠隔空気駆動弁操作設備を介した操作エリア
は，原子炉建屋内の原子炉区域外に設置するものとし，操作時の被ばく線量評価を行った上で，必要に応じて遮蔽材を設置することで，作業員の放射線防護を考慮する設計とする。
ⅶ) 当該設備を使用する際に流路となる配管については，ラプチャーディスクを設置しない設計とする。
ⅷ) 当該設備と原子炉格納容器との接続位置は，サプレッション・チェンバ及びドライウェルに設けるものとし，いずれからも排気操作を実施することができるよう設計する。
サプレッション・チェンバからの排気では，サプレッション・チェンバの水面からの高さを確保すること，また，ドライウェルからの排気では，ダイ
ヤフラムフロア面からの高さを確保すること，及び有効炉心頂部よりも高い
位置に接続箇所を設けることにより，長期的にも溶融炉心及び水没の悪影響を受けない設計とする。
ⅸ) 当該設備を使用する際に流路となる配管については，フィルタ装置等を設
置しない設計とする。

その他，設計基準対象施設であるが，想定される重大事故等時においてその機能を期待するため，以下の設備を重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置付ける。
(4) 残留熱除去系
残留熱除去系は，通常の原子炉停止時及び原子炉隔離時の崩壊熱及び残留熱の除去，原子炉冷却材喪失時の炉心冷却等を目的とし設置される設備であり，想定される重大事故等時においては，弁の切替え操作によって以下の 3 モードを使用する。
a. 原子炉停止時冷却モード
b. 格納容器スプレイ冷却モード
c. サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード
原子炉停止時冷却モードについては，「3.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備（設置許可基準規則第 47 条に対する設計方針を示す章）」，格納容器スプレイ冷却モード及びサプレッション・チ
ェンバ・プール水冷却モードについては，「3.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備（設置許可基準規則第 49 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

添 3.5-4

(5) 原子炉補機冷却系
原子炉補機冷却系は，原子炉設備の非常用機器及び常用機器で発生する熱を冷却除去するために設けるものである。本系統は，想定される重大事故等時においても，非常用機器，残留熱除去機器等の冷却を行うための機能を期待する。

なお，設計基準事故対処設備が有する最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するための自主対策設備として，以下を整備する。
(6) 大容量送水車（熱交換器ユニット用）又は代替原子炉補機冷却海水ポンプによる残留熱除去系除熱手段の整備
大容量送水車（熱交換器ユニット用）又は代替原子炉補機冷却海水ポンプによる残留熱除去系除熱手段は，代替原子炉補機冷却系熱交換器ユニットが機能喪失した際に，大容量送水車（熱交換器ユニット用）又は代替原子炉補機冷却海水ポンプにより，外部接続口を通じて海水を原子炉補機冷却系に注水し，残留熱除去
系熱交換器の冷却を行うものであり，残留熱除去系を海水で直接冷却して除熱する手段を確保する。

添 3.5-5

3.5.2 重大事故等対処設備
3.5.2.1 代替原子炉補機冷却系
3.5.2.1.1 設備概要
代替原子炉補機冷却系は，原子炉補機冷却系の有する最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合に，この機能を代替するため，原子炉圧力容器及び原子炉格
納容器からの除熱を行うことを目的として使用する。
本系統は，可搬型の熱交換器ユニットを用いて原子炉圧力容器及び原子炉格納容器からの除熱を行うものであり，熱交換器及び代替原子炉補機冷却水ポンプを搭載した
熱交換器ユニット，大容量送水車（熱交換器ユニット用），電源設備（可搬型代替交
流電源設備），計測制御装置，及び流路である原子炉補機冷却系の配管，弁及びサー
ジタンク，残留熱除去系の熱交換器，ホース，海水貯留堰，スクリーン室及び取水路，並びに燃料補給設備である軽油タンク，タンクローリ（4kL）等から構成する。
熱交換器ユニットは，海水を冷却源としたプレート式熱交換器と代替原子炉補機冷却水ポンプで構成され，移動可能とするために熱交換器及び代替原子炉補機冷却水ポ
ンプは車両に搭載する設計とする。
大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，海を水源とし，熱交換器ユニットの熱交換器に送水することで，熱交換後の海水を海へ排水する。また，熱交換器ユニットの海水側配管及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）の異物混入による機能低下を防ぐために，代替原子炉補機冷却海水ストレーナを設置する。
熱交換器ユニットと大容量送水車（熱交換器ユニット用）を含む海水側配管は，ホースを接続することで流路を構成できる設計とする。また，熱交換器ユニットの淡水側配管については，ホースを熱交換器ユニットとタービン建屋の接続口に接続することで流路を構成できる設計とする。
代替原子炉補機冷却系の全体構成としては，熱交換器ユニットの代替原子炉補機冷却水ポンプにより，大容量送水車（熱交換器ユニット用）を用いて除熱された系統水を接続口を介して原子炉補機冷却系に送水し，残留熱除去系熱交換器で熱交換を行う
系統設計とする。熱交換後の系統水は，原子炉補機冷却系から接続口及びホースを介し，熱交換器ユニットに戻る構成とし，熱交換器で除熱された系統水は再び原子炉補機冷却系を通じて残留熱除去系熱交換器に送水される。代替原子炉補機冷却系は，上記の循環冷却ラインを形成することで，系統水を除熱する。
大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，ディーゼルエンジンにより駆動できる設計とし，燃料は燃料補給設備である軽油タンク及びタンクローリ（4kL）により補給できる設計とする。
本系統に関する系統概要図を図 3.5-1，本系統に関する重大事故等対処設備一覧を
表 3.5-1 に示す。
本系統は，現場での弁操作により系統構成を行った後，熱交換器ユニットに搭載された代替原子炉補機冷却水ポンプの操作スイッチ及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）の車両に搭載された操作スイッチにより，現場での手動操作によって運転を行うものである。

添 3.5-6

図 3.5-1

添 3.5-7FT

ＲＨＲポンプ（Ａ）室空調機

ＲＨＲ熱交換器（Ａ）

FI （中央制御室）

ＲＨＲポンプ（Ａ）軸受
冷却器

ＣＡＭＳ（Ａ）サンプルクーラ

ＲＳＷポンプモータ軸受
冷却器（Ａ），（Ｄ）

ＲＣＩＣポンプ室空調機

ＳＰＣＵポンプ室空調機

ＨＥＣＷ冷凍機（Ａ），（Ｃ）

ＦＰＣ熱交換器（Ａ）

MO

ＡO

MO

FT

MO

MO

RSWﾎﾟﾝﾌﾟ(D)RCW熱交換器(D)RSWﾎﾟﾝﾌﾟ(A)RCW熱交換器(A)ＤＷＣ冷却器（Ｂ）（ＨＶＨ）

ＤＷＣ冷却器（Ａ）（ＨＶＨ）

Ｄ／Ｗ ＬＣＷサンプ冷却器

ＲＩＰモータ熱交換器
Ａ，Ｂ，Ｅ，Ｆ，Ｈ

代替原子炉補機冷却系 系統概要図（A 号機の例（B 号機も同様））
Y/D

MO

RCWﾎﾟﾝﾌﾟ(D)

電源車※熱交換器ユニットは，代替原子炉補機冷却海水ストレーナを搭載している。

大容量送水車（熱交換器ユニット用）

RCW
ｻｰｼﾞﾀﾝｸ(Ａ)代替原子炉補機冷却系（重大事故等対処設備）

熱交換器ユニット

接続口

ＳＡ空気圧縮機 冷却器

ＩＡ空気圧縮機 冷却器

Ｒ／Ｂ ＬＣＷサンプ冷却器

ＲＩＰ ＭＧセット（Ａ）

ＣＵＷポンプ（Ａ）熱交換器

ＣＲＤポンプ（Ａ）油冷却器

ＣＵＷ非再生熱交換器（Ａ）

ＨＷＨ温水熱交換器（Ａ）

RCWﾎﾟﾝﾌﾟ(A)

接続口

MO

FI （中央制御室）

RCCV

MO

ＳＧＴＳ（Ａ）室空調機

ＦＰＣポンプ（Ａ）室空調機

ＦＣＳ（Ａ）室空調機

非常用Ｄ／Ｇ（Ａ）

MO

海水・ 電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・ 計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

MO

表 3.5-1
設備区分
主要設備

代替原子炉補機冷却系に関する重大事故等対処設備一覧
設備名
熱交換器ユニット【可搬】
大容量送水車（熱交換器ユニット用）【可搬】
附属設備
代替原子炉補機冷却海水ストレーナ【可搬】
水源
非常用取水設備
海水貯留堰【常設】スクリーン室【常設】取水路【常設】
流路
原子炉補機冷却系 配管・弁・サージタンク【常設】残留熱除去系 熱交換器【常設】ホース【可搬】
注水先
－
※1
電源設備
可搬型代替交流電源設備（燃料補給設備
電源車【可搬】を含む）
軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
燃料補給設備軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】※2
計装設備
ドライウェル雰囲気温度【常設】サプレッション・チェンバ気体温度【常設】格納容器内圧力（D/W）【常設】
格納容器内圧力（S/C）【常設】※1：単線結線図を補足説明資料 48-2 に示す。
電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※2：主要設備を用いた炉心損傷防止及び格納容器破損防止対策を成功させるために把握することが必要な原子炉施設の状態
計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

添 3.5-8

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

3.5.2.1.2 主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
(1) 熱交換器ユニット（6 号及び 7 号炉共用）
個数：4 式（予備 1）
最高使用圧力 ：淡水側 1.37MPa[gage]／海水側 1.4MPa[gage]
最高使用温度 ：淡水側 70 又は 90℃／海水側 80 又は 50℃
淡水側 70 又は 90℃／海水側 80 又は 40℃
設置場所
：屋外
保管場所
：荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所
熱交換器
伝熱容量
伝熱面積

：約 23MW/式（海水温度 30℃において）
：約
m2/式
：約
m2/式

代替原子炉補機冷却水ポンプ
種類
：うず巻形
容量
：300 m3/h/台
600 m3/h/台
全揚程：75m
最高使用圧力 ：1.37MPa[gage]
最高使用温度 ：70℃
原動機出力：110kW
200kW
個数
：2
1
(2) 大容量送水車（熱交換器ユニット用）（6 号及び 7 号炉共用）
種類
：うず巻形
容量
：900m3/h/台
吐出圧力：1.25MPa[gage]
最高使用圧力 ：1.3MPa[gage]
最高使用温度 ：60℃
原動機出力
：
kW
個数
：4（予備 1）
設置場所
：屋外
保管場所
：荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所

なお，電源設備については，「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」，計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則
第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

添 3.5-9

3.5.2.1.3 多重性又は多様性及び独立性，位置的分散の確保
代替原子炉補機冷却系は，設計基準事故対処設備である原子炉補機冷却系と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，表 3.5-2 で示すとおり多様性，位置的分散を図った設計とする。ポンプについては，原子炉補機冷却海水ポンプ及び原子炉補機冷却水ポンプと位置的分散された荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所の大容量送水車（熱交換器ユニット用）と熱交換器ユニットの代替原
子炉補機冷却水ポンプを使用する設計とし，設置位置についても原子炉補機冷却海水ポンプ及び原子炉補機冷却水ポンプと位置的分散された屋外に配置する設計とする。電源について，熱交換器ユニットは，可搬型代替交流電源設備(電源車)からの給電により駆動する設計とし，また，大容量送水車（熱交換器ユニット用）
は，外部電源が不要なディーゼルエンジンにより駆動する設計とすることで，原子炉補機冷却海水ポンプ及び原子炉補機冷却水ポンプの電源である非常用交流電源設備(非常用ディーゼル発電機)と共通要因によって同時に機能喪失しない設計とする。
原子炉補機冷却系と代替原子炉補機冷却系の独立性については，表 3.5-3 で示
すとおり地震，津波，火災，溢水により同時に故障することを防止するために独立性を確保する設計とする。
また，代替原子炉補機冷却系は，原子炉補機冷却系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，原子炉補機冷却系の海水系に対して独立性を有するとともに，熱交換器ユニットから原子炉補機冷却系配管との合流点までの系統について，原子炉補機冷却系に対して独立性を有する設計とする。
なお，静的機器の故障が系統機能喪失確率に与える影響は軽微であることから，静的機器である原子炉補機冷却系の配管については，設計基準事故対処設備と重大事故等対処設備とで兼用している。また，動的機器である弁については，設計基準事故対処設備と重大事故等対処設備とで兼用しているが，定期的な点検等により健全性を確認するとともに，異なる電源を供給する設計とすること，また，必要に応じて現場での手動操作も可能な設計とすることで駆動源の多様化を図っている。
なお，電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

添 3.5-10

表 3.5-2
項目
ポンプ

多様性，位置的分散

設計基準事故対処設備
原子炉補機冷却系
原子炉補機冷却水ポンプ
原子炉補機冷却海水ポンプ
タービン建屋地下 1 階

水源
駆動用空気
潤滑油
冷却水
駆動電源

海
不要
不要(内包油)不要
非常用交流電源設備(非常用ディーゼル発電機)

原子炉建屋地上 1 階

項目
共 地震
通
要
因
故 津波
障

火災

溢水

重大事故防止設備
代替原子炉補機冷却系
大容量送水車（熱交換器ユニット用）
熱交換器ユニット(代替原子炉補機冷却水
ポンプ)
設置場所：屋外
保管場所：荒浜側高台保管場所及び大湊側
高台保管場所海（左記と取水位置が異なる）
不要
不要
不要－（大容量送水車（熱交換器ユニット用））
可搬型代替交流電源設備(電源車)（熱交換器ユニット(代替原子炉補機冷却水ポンプ)）
荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所

表 3.5-3 設計基準事故対処設備との独立性
設計基準事故対処設備
重大事故防止設備
原子炉補機冷却系
代替原子炉補機冷却系
設計基準事故対処設備の原子炉補機冷却系は耐震 S クラス設計とし，重大事故防止設備である代替原子炉補機冷却系は基準地震
動 Ss で機能維持できる設計とすることで，基準地震動 Ss が共通要因となり故障することのない設計とする。
設計基準事故対処設備を設置する 6 号及び 7 号炉のタービン建屋と，重大事故防止設備を保管する高台は，共に基準津波が到達しない位置とすることで，津波が共通要因となり故障することのな
い設計とする。
設計基準事故対処設備の原子炉補機冷却系と，重大事故防止設備である代替原子炉補機冷却系は，火災が共通要因となり故障する
ことのない設計とする（「共-7 重大事故等対処設備の内部火災に対する防護方針について」に示す）。
設計基準事故対処設備の原子炉補機冷却系と，重大事故防止設備である代替原子炉補機冷却系は，溢水が共通要因となり故障する
ことのない設計とする（「共-8 重大事故等対処設備の内部溢水に対する防護方針について」に示す）。

添 3.5-11

3.5.2.1.4 設置許可基準規則第 43 条への適合方針
3.5.2.1.4.1 設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，屋外の荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所に保管し，重大事故等時にタービン建屋の接続口付近の屋外に設置する設備であることか
ら，想定される重大事故等時における屋外の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能が有効に発揮することできるよう，以下の表 3.5-4 のとおりの設計とする。
熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）の操作は，熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）に付属する操作スイッ
チにより，想定される重大事故等時において，設置場所から操作可能な設計とする。風（台風）による荷重については，転倒しないことの確認を行っているが，詳細評価により転倒する結果となった場合は，転倒防止措置を講じる。積雪の影響については，適切に除雪する運用とする。また，降水及び凍結により機能を損なわないよう防水対策を行うとともに，凍結対策を行う。さらに，使用時に海水を通水する熱交換器ユニット内の一部及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，海水の影響を考慮した設計とし，ストレーナを設置すること
で異物の流入を防止する設計とする。なお，熱交換器ユニットについては，地震により転倒するおそれがある場合，熱交換器，代替原子炉補機冷却水ポンプ等を収納したコンテナ部を車両から降ろし，治具や架台等により転倒防止措置を講じる。
（48-8，48-9，48-12）
表 3.5-4
環境条件等
温度・圧力・湿度・放射線
屋外の天候による影響
海水を通水する系統への影響
地震

想定する環境条件及び荷重条件
対応
屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対策及び凍結対策を行える設計とする。
使用時に海水を通水する機器については海水の影響を考慮した設計とする。
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認し，治具や輪留め等により転倒防止対策を行う。
添 3.5-12（次頁へ続く）環境条件等風（台風）・積雪
電磁的障害対応
屋外で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないことを評価により確認する。
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，タービン建屋外部に設置している接続口まで車両による運搬が可能な設計とする。また，設置場所であるタービン建屋脇にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。ホースの接続作業に当たっては，特殊な工具及び技量は必要とせず，簡便な結合金具による接続方式及びフランジ接続方式並びに一般的な工具を使用することにより，確実に接続が可能な設計とする。
また，付属の操作盤により設置場所であるタービン建屋脇において熱交換器
ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）の操作を行う。操作盤の操作スイッチを操作するにあたり，運転員のアクセス性，操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，操作対象については銘板を付けることで識別可
能とし，運転員の操作及び監視性を考慮して確実に操作が可能な設計とする。
その他操作が必要な電動弁である残留熱除去系熱交換器（A）又は（B）冷却水出口弁，常用冷却水供給側分離弁（A）又は（B），常用冷却水戻り側分離弁（A）又は（B）については，中央制御室でのスイッチ操作より，遠隔で弁を開閉することが可能な設計とする。中央制御室の操作スイッチを操作するにあたり，運転員のアクセス性，操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，操作対象については銘板を付けることで識別可能とし，運転員の操作及び監視性を考慮して確実に操作が可能な設計とする。
表 3.5-5 に操作対象機器の操作場所を示す。
（48-4,48-5,48-8）
表 3.5-5

操作対象機器

機器名称
熱交換器ユニット

状態の変化
起動・停止

操作場所
タービン建屋脇

操作方法
スイッチ操作

代替原子炉補機冷却水ポンプ
大容量送水車（熱交換器ユニット用）
代替冷却水供給止め弁(A)代替冷却水戻り止め弁(A)
熱交換器ユニット流量調整弁

起動・停止
起動・停止

タービン建屋脇
タービン建屋脇スイッチ操作
スイッチ操作

弁閉→弁開
弁閉→弁開
弁閉→弁開

タービン建屋地上 1 階
タービン建屋地上 1 階
熱交換器ユニット内

手動操作
手動操作
手動操作

添 3.5-13（次頁へ続く）機器名称
残留熱除去系熱交換器(A)
冷却水出口弁

状態の変化
弁閉→弁開

操作場所
中央制御室

操作方法
スイッチ操作常用冷却水供給側分離弁(A)

弁開→弁閉

中央制御室

スイッチ操作常用冷却水戻り側分離弁(A)

弁開→弁閉

中央制御室

スイッチ操作

可燃性ガス濃度制御系室空調機(A)出口弁
格納容器雰囲気モニタラック(A)
出口弁
格納容器内雰囲気モニタ系(A)室
空調機冷却水出口弁（6 号炉のみ）
燃料プール冷却浄化系ポンプ室
空調機(A)出口弁
燃料プール冷却浄化系熱交換器(A)出口弁
燃料プール冷却浄化系ポンプ(A)軸受冷却器冷却水出口弁（6 号炉のみ）
非常用ガス処理系室空調機(A)出口弁
残留熱除去系ポンプ室空調機(A)
出口弁
残留熱除去系ポンプ(A)冷却水出口弁
残留熱除去系ポンプ(A)メカニカ
ルシール冷却器冷却水出口弁（6 号炉のみ）
サプレッションプール浄化系ポンプ室空調機出口弁
サプレッションプール浄化系ポンプ軸受冷却器冷却水出口弁（6 号炉のみ）
原子炉隔離時冷却系ポンプ室空調機出口弁
原子炉補機冷却水系ポンプ(A)
吸込弁
原子炉補機冷却水系ポンプ(D)
吸込弁
換気空調補機非常用冷却水系冷凍機(A)冷却水温度調節弁後弁
換気空調補機非常用冷却水系冷凍機(C)冷却水温度調節弁後弁
原子炉補機冷却海水ポンプ(A)
電動機軸受出口弁（7 号炉のみ）

弁開→弁閉

原子炉建屋地上 1 階

手動操作

弁開→弁調整開

原子炉建屋地上中 3 階

手動操作

弁開→弁調整開

原子炉建屋地上中 3 階

手動操作

弁開→弁調整開

原子炉建屋地上 2 階

手動操作

弁開→弁調整開

原子炉建屋地上 2 階

手動操作

弁開→弁調整開

原子炉建屋地上 2 階

手動操作

弁開→弁閉

原子炉建屋地上 3 階

手動操作

弁開→弁調整開

原子炉建屋地下 3 階

手動操作

弁開→弁調整開

原子炉建屋地下 3 階

手動操作

弁開→弁調整開

原子炉建屋地下 3 階

手動操作

弁開→弁閉

原子炉建屋地下 3 階

手動操作

弁開→弁閉

原子炉建屋地下 3 階

手動操作

弁開→弁閉

原子炉建屋地下 3 階

手動操作

弁開→弁閉

タービン建屋地下 1 階

手動操作

弁開→弁閉

タービン建屋地下 1 階

手動操作

弁開→弁閉

コントロール建屋
地下 2 階コントロール建屋
地下 2 階
タービン建屋地下 1 階

手動操作

弁開→弁閉
弁開→弁閉

手動操作
手動操作

（次頁へ続く）添 3.5-14

機器名称
状態の変化
原子炉補機冷却海水ポンプ(D)
弁開→弁閉
電動機軸受出口弁（7 号炉のみ）

操作場所
タービン建屋地下 1 階

サージタンク(A)換気空調補機
非常用冷却水系側出口弁
代替冷却水供給第二止め弁(B)

弁開→弁閉
弁閉→弁開

原子炉建屋地上 4 階（6 号炉） 手動操作
原子炉建屋地上 2 階（7 号炉）
タービン建屋地上 1 階
手動操作

代替冷却水戻り第二止め弁(B)弁閉→弁開タービン建屋地上 1 階

手動操作

残留熱除去系熱交換器(B)冷却水
出口弁
常用冷却水供給側分離弁(B)

弁閉→弁開

中央制御室

スイッチ操作

弁開→弁閉

中央制御室

スイッチ操作常用冷却水戻り側分離弁(B)

弁開→弁閉

中央制御室

スイッチ操作

可燃性ガス濃度制御系室空調機(B)出口弁
格納容器内雰囲気モニタ系
ラック(B)出口弁
燃料プール冷却浄化系ポンプ室
空調機(B)出口弁
燃料プール冷却浄化系熱交換器(B)出口弁
燃料プール冷却浄化系ポンプ(B)軸受冷却器冷却水出口弁（6 号炉のみ）
非常用ガス処理系室空調機(B)
出口弁
残留熱除去系ポンプ室空調機(B)
出口弁
高圧炉心注水系ポンプ(B)冷却器
冷却水出口弁
高圧炉心注水系ポンプ室空調機(B)出口弁
原子炉補機冷却水系ポンプ(B)
吸込弁
原子炉補機冷却水系ポンプ(E)
吸込弁
原子炉補機冷却海水ポンプ(B)
電動機軸受出口弁（7 号炉のみ）
原子炉補機冷却海水ポンプ(E)
電動機軸受出口弁（7 号炉のみ）
換気空調補機非常用冷却水系
冷凍機(B)冷却水温度調節弁後弁
換気空調補機非常用冷却水系
冷凍機(D)冷却水温度調節弁後弁
格納容器内雰囲気モニタ系(B)室
空調機冷却水出口弁（6 号炉のみ）

弁開→弁閉
弁開→弁調整開

原子炉建屋地下 1 階（6 号炉） 手動操作
原子炉建屋地上 1 階（7 号炉）
原子炉建屋地上 3 階
手動操作

弁開→弁調整開

原子炉建屋地上 2 階

手動操作

弁開→弁調整開

原子炉建屋地上 2 階

手動操作

弁開→弁調整開

原子炉建屋地上 2 階

手動操作

弁開→弁閉

原子炉建屋地上 3 階

手動操作

弁開→弁調整開

原子炉建屋地下 3 階

手動操作

弁開→弁閉

原子炉建屋地下 3 階

手動操作

弁開→弁閉

原子炉建屋地下 3 階

手動操作

弁開→弁閉

タービン建屋地下 1 階

手動操作

弁開→弁閉

タービン建屋地下 1 階

手動操作

弁開→弁閉

タービン建屋地下 1 階

手動操作

弁開→弁閉

タービン建屋地下 1 階

手動操作

弁開→弁閉

コントロール建屋
地下 2 階コントロール建屋
地下 2 階
原子炉建屋地上 3 階

手動操作

弁開→弁閉
弁開→弁調整開

操作方法
手動操作

手動操作
手動操作

（次頁へ続く）添 3.5-15

機器名称
残留熱除去系ポンプ(B)
モータ軸受冷却器冷却水出口弁（6 号炉のみ）
残留熱除去系ポンプ(B)冷却水出口弁
高圧炉心注水系ポンプ(B)
メカニカルシール冷却器
冷却水出口弁（6 号炉のみ）
サージタンク(B)換気空調補機非
常用冷却水系側出口弁

状態の変化
弁開→弁調整開

操作場所
原子炉建屋地下 3 階

操作方法
手動操作

弁開→弁調整開

原子炉建屋地下 3 階

手動操作

弁開→弁閉

原子炉建屋地下 3 階

手動操作

弁開→弁閉

手動操作

ホース

ホース接続

原子炉建屋地上 4 階（6 号炉）
原子炉建屋地上 2 階（7 号炉）
屋外

人力接続(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

代替原子炉補機冷却系は，表 3.5-6 に示すように発電用原子炉の運転中又は停止中に，各機器の機能・性能試験，分解検査及び外観検査並びに弁動作試験が可能な設計とする。
代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に車両としての運転状態の確認が可能な設計とする。
発電用原子炉の運転中又は停止中の試験・検査として，熱交換器ユニットのうち，熱交換器はフレームを取り外すことでプレート式熱交換器の状態を試験及び目視により確認する分解検査又は取替えが可能な設計とする。代替原子炉
補機冷却水ポンプは，ケーシングカバーを取り外して，ポンプ部品（主軸，軸受，羽根車等）の状態を試験及び目視により確認する分解検査又は取替えが可能な設計とする。大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，ケーシングを取り外すことでポンプ部品（主軸，軸受，羽根車等）の状態を試験及び目視により確認する分解検査又は取替えが可能な設計とする。
運転性能の確認として，熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）の流量，系統（ポンプ廻り）の振動，異音，異臭及び漏えいの確認を行うことが可能な設計とする。
発電用原子炉の運転中又は停止中の試験・検査として，系統を構成する弁は，単体で動作確認可能な設計とする。
ホースの外観検査として，機能・性能に影響を及ぼすおそれのある亀裂，腐食等がないことの確認を行うことが可能な設計とする。
（48-6）
添 3.5-16

表 3.5-6 代替原子炉補機冷却系の試験・検査
発電用原子炉
項目
内容
の状態
運転中
弁動作試験
弁開閉動作の確認

停止中

車両検査

車両としての運転状態の確認

分解検査

機能・性能試験

熱交換器及びポンプ部品の表面状態を，試験及び目視により確認
又は取替え
運転性能，漏えいの確認

弁動作試験

弁開閉動作の確認

分解検査

熱交換器及びポンプ部品の表面状態を，試験及び目視により確認
又は取替え
熱交換器，ポンプ及びホースの外観の確認車両としての運転状態の確認

外観検査
車両検査

(4) 切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，本来の用途以外の用途には使用しない。なお，原子炉補機冷却系から代替原子炉補機冷却系に切り替えるために必要な操作弁については，原子炉補機冷却系ポンプ吸込弁を閉操作，代替原子炉補機冷却系熱交換器ユニットの接続ラインの代替冷却水供給止め弁及び代替冷却水戻り止め弁，熱交換器ユ
ニット流量調整弁を開操作し，残留熱除去系熱交換器冷却水出口弁を開操作することで速やかに切り替えられる設計とする。なお，これら弁については中央制御室での操作スイッチによる操作とともに，現場での手動ハンドルによる操作も可能な設計とし，容易に操作可能とする。
これにより図 3.5-2 で示すタイムチャートのとおり速やかに切替えが可能である。
（48-5）

添 3.5-17経過時間（時間）
1

7

6

5

4

10

9

8

備考

代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保 9時間

系統構成完了 4時間15分

要員（数）

手順の項目

3

2

通信連絡設備準備，系統構成

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

2

現場運転員Ｃ，Ｄ

2

緊急時対策要員13 ※1

移動，電源確保

代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保

系統構成

大容量送水車（熱交換器ユニット用），熱交換器ユニット他移動※1

主配管（可搬型）等の接続
補機冷却水の供給，流量調整

炉心の著しい損傷が発生した場合において代替原子炉補機冷却系を設置する場合，作業時の被ばくによる影響を低減するため，
緊急時対策要員を2班体制とし，交替して対応する。

図 3.5-2

代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保

タイムチャート*＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての 1．5 で示すタイムチャート(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニットと大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，通常時は代替冷却水供給止め弁及び代替冷却水戻り止め弁を表 3.5-7で示すとおり閉運用しておくことで，接続先の系統と分離された状態で保管する。
代替原子炉補機冷却系を用いる場合は，弁操作によって，通常時の系統構成
から重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
また，系統運転時には原子炉補機冷却系と代替原子炉補機冷却系と同時に使用しない運用とすることで，相互の機能に影響を及ぼさない構成とする。
熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，治具や輪留めによる固定等をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，飛散物となって他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
（48-4,48-5,48-6）
表 3.5-7 他系統との隔離弁
取合系統
原子炉補機冷却系

系統隔離弁
代替冷却水供給止め弁
代替冷却水戻り止め弁

駆動方式
手動
手動

動作
通常時閉
通常時閉

(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設
添 3.5-18

置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

代替原子炉補機冷却系の系統構成に必要な機器の設置場所，操作場所を表
3.5-8 に示す。これらは全て炉心損傷前の操作となり，想定される事故時における放射線量は高くなるおそれが少ないため，中央制御室又は設置場所にて操作が可能である。
（48-4,48-8）
表 3.5-8 操作対象機器設置場所
機器名称
熱交換器ユニット
代替原子炉補機冷却水ポンプ
大容量送水車（熱交換器ユニット用）
代替冷却水供給止め弁(A)代替冷却水戻り止め弁(A)
熱交換器ユニット流量調整弁
残留熱除去系熱交換器(A)
冷却水出口弁設置場所
タービン建屋脇
タービン建屋脇
タービン建屋脇

操作場所
タービン建屋脇
タービン建屋脇
タービン建屋脇

タービン建屋地上 1 階
タービン建屋地上 1 階
熱交換器ユニット内
原子炉建屋地下 2 階

タービン建屋地上 1 階
タービン建屋地上 1 階
熱交換器ユニット内
中央制御室

常用冷却水供給側分離弁(A)原子炉建屋地下 2 階
常用冷却水戻り側分離弁(A)原子炉建屋地下 2 階
可燃性ガス濃度制御系室空調機
原子炉建屋地上 1 階(A)出口弁
格納容器雰囲気モニタラック(A)原子炉建屋地上中 3 階
出口弁
格納容器内雰囲気モニタ系(A)室
原子炉建屋地上中 3 階
空調機冷却水出口弁（6 号炉のみ）
燃料プール冷却浄化系ポンプ室空 原子炉建屋地上 2 階
調機(A)出口弁
燃料プール冷却浄化系熱交換器
原子炉建屋地上 2 階(A)出口弁
燃料プール冷却浄化系ポンプ (A) 原子炉建屋地上 2 階
軸受冷却器冷却水出口弁（6 号炉のみ）
非常用ガス処理系室空調機(A)出
原子炉建屋地上 3 階
口弁
残留熱除去系ポンプ室空調機(A)
原子炉建屋地下 3 階
出口弁
残留熱除去系ポンプ(A)冷却水
原子炉建屋地下 3 階
出口弁
残留熱除去系ポンプ(A)メカニカ
原子炉建屋地下 3 階
ルシール冷却器冷却水出口弁（6 号炉のみ）

中央制御室
中央制御室
原子炉建屋地上 1 階
原子炉建屋地上中 3 階
原子炉建屋地上中 3 階
原子炉建屋地上 2 階
原子炉建屋地上 2 階
原子炉建屋地上 2 階

原子炉建屋地上 3 階
原子炉建屋地下 3 階
原子炉建屋地下 3 階
原子炉建屋地下 3 階（次頁へ続く）添 3.5-19

機器名称
サプレッションプール浄化系
ポンプ室空調機出口弁
サプレッションプール浄化系
ポンプ軸受冷却器冷却水出口弁（6 号炉のみ）
原子炉隔離時冷却系ポンプ室
空調機出口弁
原子炉補機冷却水系ポンプ(A)
吸込弁
原子炉補機冷却水系ポンプ(D)
吸込弁
換気空調補機非常用冷却水系
冷凍機(A)冷却水温度調節弁後弁
換気空調補機非常用冷却水系
冷凍機(C)冷却水温度調節弁後弁
原子炉補機冷却海水ポンプ(A)
電動機軸受出口弁（7 号炉のみ）
原子炉補機冷却海水ポンプ(D)
電動機軸受出口弁（7 号炉のみ）
サージタンク(A)換気空調補機
非常用冷却水系側出口弁
代替冷却水供給第二止め弁(B)

設置場所
原子炉建屋地下 3 階

操作場所
原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

コントロール建屋
地下 2 階コントロール建屋
地下 2 階
タービン建屋地下 1 階

コントロール建屋
地下 2 階コントロール建屋
地下 2 階
タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

代替冷却水戻り第二止め弁(B)

タービン建屋地上 1 階

タービン建屋地上 1 階

残留熱除去系熱交換器(B)
冷却水出口弁
常用冷却水供給側分離弁(B)
常用冷却水戻り側分離弁(B)
可燃性ガス濃度制御系室空調機(B)出口弁
格納容器内雰囲気モニタ系ラック(B)出口弁
燃料プール冷却浄化系ポンプ室
空調機(B)出口弁
燃料プール冷却浄化系熱交換器(B)出口弁
燃料プール冷却浄化系ポンプ (B)
軸受冷却器冷却水出口弁（6 号炉のみ）

原子炉建屋地下 2 階

中央制御室

非常用ガス処理系室空調機(B)
出口弁
残留熱除去系ポンプ室空調機(B)
出口弁
高圧炉心注水系ポンプ(B)冷却器
冷却水出口弁

原子炉建屋地上 4 階（6 号炉） 原子炉建屋地上 4 階（6 号炉）
原子炉建屋地上 2 階（7 号炉） 原子炉建屋地上 2 階（7 号炉）
タービン建屋地上 1 階
タービン建屋地上 1 階

原子炉建屋地下 2 階
中央制御室
原子炉建屋地下 2 階
中央制御室
原子炉建屋地下 1 階（6 号炉） 原子炉建屋地下 1 階（6 号炉）
原子炉建屋地上 1 階（7 号炉） 原子炉建屋地上 1 階（7 号炉）
原子炉建屋地上 3 階
原子炉建屋地上 3 階
原子炉建屋地上 2 階

原子炉建屋地上 2 階

原子炉建屋地上 2 階

原子炉建屋地上 2 階

原子炉建屋地上 2 階

原子炉建屋地上 2 階

原子炉建屋地上 3 階

原子炉建屋地上 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

添 3.5-20（次頁へ続く）機器名称
高圧炉心注水系ポンプ室空調機(B)出口弁
原子炉補機冷却水系ポンプ(B)
吸込弁
原子炉補機冷却水系ポンプ(E)
吸込弁
原子炉補機冷却海水ポンプ(B)
電動機軸受出口弁（7 号炉のみ）
原子炉補機冷却海水ポンプ(E)
電動機軸受出口弁（7 号炉のみ）
換気空調補機非常用冷却水系
冷凍機(B)冷却水温度調節弁後弁
換気空調補機非常用冷却水系
冷凍機(D)冷却水温度調節弁後弁
格納容器内雰囲気モニタ系(B)室
空調機冷却水出口弁（6 号炉のみ）
残留熱除去系ポンプ(B)モータ
軸受冷却器冷却水出口弁（6 号炉のみ）
残留熱除去系ポンプ(B)冷却水出口弁
高圧炉心注水系ポンプ(B)メカニ
カルシール冷却器冷却水出口弁（6 号炉のみ）
サージタンク(B)換気空調補機
非常用冷却水系側出口弁
ホース

設置場所
原子炉建屋地下 3 階

操作場所
原子炉建屋地下 3 階

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

コントロール建屋
地下 2 階コントロール建屋
地下 2 階
原子炉建屋地上 3 階

コントロール建屋
地下 2 階コントロール建屋
地下 2 階
原子炉建屋地上 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地上 4 階（6 号炉） 原子炉建屋地上 4 階（6 号炉）
原子炉建屋地上 2 階（7 号炉） 原子炉建屋地上 2 階（7 号炉）
屋外
屋外

添 3.5-21

3.5.2.1.4.2

設置許可基準規則第 43 条第 3 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 3 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量に加え，十分に余裕のある容量を有するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.2

容量等」に示す。

代替原子炉補機冷却系は，想定される重大事故等時において，炉心の著しい損傷を防止するために必要な伝熱容量を有する設計とする。
代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，最終ヒートシンクへの熱を輸送する機能が喪失した場合であって，残留熱除去系ポンプが起動可能な状況において，残留熱除去系等の機器で発生した熱を除去するために必要な伝熱容量及びポンプ流量を有する熱交換器ユニット 1 セット 1 式と大容量送水車（熱交換器ユニット用）1 セット
1 台を使用する。
熱交換器ユニットの容量は熱交換容量約 23MW として，大容量送水車（熱交換器ユニット用）の容量は流量 900m3/h として設計し，炉心の著しい損傷の防止の事故シーケンスのうち，崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）において，事故発生 20 時間後に代替原子炉補機冷却系を用いて残留熱除去系によるサプレッション・チェンバ・プール水冷却モード運転を行った場
合に，同時に代替原子炉補機冷却系を用いて燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プールの冷却を行った場合の冷却効果を確保可能な設計とする。
また，熱交換器ユニットの保有数は，6 号及び 7 号炉共用で 4 セット 4 式に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1式（6 号及び 7 号炉共用）の合計 5 式を保管する。大容量送水車（熱交換器ユニット用）の保有数は，6 号及び 7 号炉共用で 4 セット 4 台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 台（6 号及び7 号炉共用）の合計 5 台を保管する。
（48-7）(2) 確実な接続（設置許可基準規則第 43 条第 3 項二）(ⅰ) 要求事項
常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。）と接続するものにあっては，当該常設設備と容易かつ確実に接続することができ，かつ，二以上の系統又は発電用原子炉施設が相互に使用することができるよう，接続部の規格の統一その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

添 3.5-22

代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニットを接続するためのホースは，ター
ビン建屋側の接続口と口径を統一し，かつ，フランジ接続とすることで，常設設備と確実に接続ができる設計とする。また，6 号及び 7 号炉が相互に使用することができるよう，それぞれの熱交換器ユニット及びホースは，6 号及び 7号炉に接続可能な設計とする。
また，代替原子炉補機冷却系の大容量送水車（熱交換器ユニット用）を接続するためのホースは，熱交換器ユニットの接続口と口径を統一し，かつ，簡便な接続方式である結合金具による接続とすることで，確実に接続可能な設計とする。また，6 号及び 7 号炉が相互に使用することができるよう，それぞれの大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，6 号及び 7 号炉の熱交換器ユニットに接続可能な設計とする。
（48-8）(3) 複数の接続口（設置許可基準規則第 43 条第 3 項三）(ⅰ) 要求事項
常設設備と接続するものにあっては，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外か
ら水又は電力を供給するものに限る。）の接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設けるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニットの接続箇所である接続口は，重大事故等時の環境条件，自然現象，外部人為事象，溢水及び火災の影響により接続できなくなることを防止するため，接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設ける設計とする。具体的には原子炉補機冷却系 A 系に接続する接続口と，原子炉補機冷却系 B 系に接続する接続口をそれぞれ設けることとし，6 号炉についてはタービン建屋北側屋外に 1 箇所，タービン建屋西側屋外に 1 箇所，7号炉については，タービン建屋西側屋外に 1 箇所，タービン建屋南側屋外に 1箇所設置し，位置的分散を図っている。また，残留熱除去系 A 系及び B 系いず
れもサプレッション・チェンバの除熱が可能であるため，原子炉補機冷却系 A
系及び B 系でそれぞれ接続口を設けることが可能な設計とする。
なお，第 50 条の「原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備」として代替循環冷却系を設置し，代替原子炉補機冷却系熱交換器ユニットを使用するが，この場合は原子炉補機冷却系 B 系の接続口のみが使用可能であるため本章における接続口の位置的分散の考えと異なる。代替循環冷却系の接続口の位
置的分散については「3.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備（設置許可基準規則第 50 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
（48-8）(4) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項四）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において可搬型重大事故等対処設備
添 3.5-23

を設置場所に据え付け，及び常設設備と接続することができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，炉心損傷前の状況で屋外に設置する設備であり，想定される重大事故等が発生した場合における放射線を考慮しても，線源からの離隔距離をとることにより，これら設備の設置及び常設設備との接続が可能とする。また，現場での接続作業に当たって，簡便な結合金具による接続方式及びフランジ接続方式により，確実に速やかに接続可能な設計とする。
（48-8）(5) 保管場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項五）(ⅰ) 要求事項
地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロ
リズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管すること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮し，原子炉補機冷却水ポンプ，格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系と位置的分散を図り，発電所敷地内の高台にある荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所の複数箇所に分散して保管する。
（48-9）(6) アクセスルートの確保（許可基準規則第 43 条第 3 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，工場等内の道路及び通路が確保できるよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，通常時は高台に保管しており，想定される重大事故等が発生した
添 3.5-24

場合においても，可搬型重大事故等対処設備の運搬，移動に支障をきたすことのないよう，迂回路も考慮して複数のアクセスルートを確保する。
（『可搬型重大事故等対処設備保管場所及びアクセスルートについて』参照）（48-10）(7) 設計基準事故対処設備及び常設重大事故防止設備との多様性（設置許可基準
規則第 43 条第 3 項七）(ⅰ) 要求事項
重大事故防止設備のうち可搬型のものは，共通要因によって，設計基準事故
対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設
重大事故防止設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

代替原子炉補機冷却系は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機
能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設重大事故防止設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，設計基準事故対処設備である原子炉補機冷却系及び重大事故防止設備である格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化
ベント系と表 3.5-9 で示すとおり多様性，位置的分散を図る。また，最終ヒー
トシンクについても，原子炉補機冷却系及び代替原子炉補機冷却系が海である
ことに対し，格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系は大気とし，多様性を有する設計とする。
（48-2,48-4,48-5,48-8,48-9）

添 3.5-25

表 3.5-9項目

代替原子炉補機冷却系の多様性，位置的分散

設計基準事故
対処設備
原子炉補機冷却系

重大事故等対処設備
格納容器圧力逃がし装置――

耐圧強化ベント系

ポンプ（淡水）

原子炉補機冷却水
ポンプ＜タービン建屋＞

ポンプ（海水）

原子炉補機冷却海水ポンプ＜タービン建屋＞
原子炉補機冷却水
系熱交換器＜タービン建屋＞
海

―

―

―

―

大気

大気

非常用交流電源設
備(非常用ディーゼ
ル発電機)＜原子炉建屋＞

不要

不要

熱交換器

最終ヒートシンク
駆動電源

添 3.5-26

代替原子炉補機冷却系
熱交換器ユニット（代替原子炉補機冷却水
ポンプ）
＜屋外＞
大容量送水車（熱交換器ユ
ニット用）
＜屋外＞
熱交換器ユニット（熱交換器）＜屋外＞
海－（大容量送水車（熱交換器ユニット用））
可搬型代替交流電源設備(電源車)（熱交換器ユニット(代替
原子炉補機冷却水ポン
プ)）＜屋外＞＜＞内は設置場所を示す。

3.5.2.2 格納容器圧力逃がし装置
3.5.2.2.1 設備概要
格納容器圧力逃がし装置は，設計基準事故対処設備の有する最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合に，炉心の著しい損傷等を防止するため，大気を最終ヒートシンクとして原子炉格納容器から熱を輸送することを目的として使用する。
本系統は，フィルタ装置，よう素フィルタ及びラプチャーディスク，電源設備（常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，代替所内電気設備，常設代替直流電源設備，可搬型直流電源設備），計測制御装置，及び流路である不活性ガス系，耐圧強化ベント系，格納容器圧力逃がし装置及び遠隔空気駆動弁操作設備の配管及び弁並びにホース等，排出元である原子炉格納容器（サプレッション・チェンバ，真空破壊弁を含む）で構成し，原子炉格納容器内雰囲気ガスを不活性ガス系等を経由して，フィルタ装置及びよう素フィルタへ導き，放射性物質を低減させた後に原子炉建屋屋上に設ける放出口から排出することで，排気中に含まれる放射性物質の環境への放出量を抑制しつつ，原子炉格納容器内に蓄積した熱を最終的な熱の逃がし場である大気へ輸送できる設計とする。
本系統に関する系統概要図を図 3.5-3，本系統に関する重大事故等対処設備一覧を表 3.5-10 に示す。
格納容器圧力逃がし装置の詳細は，「3.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備（設置許可基準規則第 50 条に対する設計方針を示す章）」で記述している。

添 3.5-27

図 3.5-3

コンプレッサー
コンプレッサー

可搬式窒素供給装置車等

添 3.5-28

PT

薬液

格納容器圧力逃がし装置

FE

系統概要図

FE

LT

ドレンポンプ
流量

RE

フィルタ
装置

よう素
フィルタ

H2E

フィルタ装置スクラバ水pHpH

原子炉建屋内の原子炉区域外フィルタ装置
水素濃度

H2E

フィルタ装置
入口圧力PT

フィルタ装置水素濃度

ドレンタンク水位

LＳ

ドレン
タンク

フィルタ装置
出口放射線モニタ

7号炉

フィルタ装置出口配管圧力

PI

オリフィス

ラプチャーディスク

配管遮蔽
AO

原子炉建屋原子炉区域

原子炉格納容器

〔ＦＣ〕

AO

・

PT

PT

MO

MO

〔ＦＣ〕

AO

・

格納容器圧力(D/W)

AO

格納容器圧力(S/C)
サプレッション・
チェンバ

原
子
炉
圧
力
容
器

ドライウェル

原子炉建屋
原子炉区域よりパージ用排風機

AO

〔ＦＯ〕

〔ＦＯ〕

MO

原子炉区域運転階より非常用ガス処理系
排風機へ

MO

原子炉区域・
タービン区域〔ＦＣ〕
換気空調系排風機へ

非常用ガス処理系
排風機より

MO

MO

〔ＦＯ〕

可燃性ガス濃度制御系
気水分離器より

〔ＦＣ〕

AO

〔ＦＣ〕

AO

・

MO

MO

〔ＦＣ〕

AO

・

遠隔空気駆動弁操作設備

遠隔空気駆動弁操作用ボンベ

遠隔手動弁操作設備

遠隔手動弁操作設備

遠隔手動弁操作設備

遠隔手動弁操作設備

遠隔空気駆動弁操作設備

遠隔空気駆動弁操作用ボンベ

遠隔手動弁操作設備

遠隔空気駆動弁操作用ボンベ

主排気筒

遠隔空気駆動弁操作用ボンベ

遠隔手動弁操作設備

遠隔空気駆動弁操作設備

Ｎ2供給ライン大物搬入口

タービン建屋

Ｎ2供給ライン可搬型窒素供給装置

原子炉建屋内の原子炉区域外遠隔空気駆動弁操作設備

MO

ドレン
移送ポンプ

フィルタ装置水位

DP

Ｎ2ベントライン

オリフィス

ラプチャーディスクフィルタ装置出口圧力補給用
ポンプ補給薬液

給水ライン
薬液

ホース

補給用ポンプ
水中ポンプ等

Ｎ2供給ラインフィルタベント遮蔽壁
フィルタ装置フィルタ装置金属フィルタ差圧

発電機

発電機

ホース

RE

AO

可搬型窒素供給装置

スクラバ水pH制御設備

6号炉
フィルタ装置
出口放射線モニタ

Ｎ2ベントライン

重大事故等対処設備（附属設備等）

重大事故等対処設備（主要設備）

・ 水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・ 電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・ 計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）
」で示す。

MO
MO

表 3.5-10
設備区分
主要設備

附属設備

排出元
流路

注水先
電源設備※1

格納容器圧力逃がし装置に関する重大事故等対処設備一覧
設備名
フィルタ装置【常設】よう素フィルタ【常設】ラプチャーディスク【常設】ドレン移送ポンプ【常設】ドレンタンク【常設】遠隔手動弁操作設備【常設】遠隔空気駆動弁操作用ボンベ【可搬】
可搬型窒素供給装置【可搬】
スクラバ水 pH 制御設備【可搬】
フィルタベント遮蔽壁【常設】
配管遮蔽【常設】
原子炉格納容器（サプレッション・チェンバ，真空破壊弁を含む）【常設】
不活性ガス系 配管・弁【常設】耐圧強化ベント系 配管・弁【常設】
格納容器圧力逃がし装置 配管・弁【常設】遠隔空気駆動弁操作設備 配管・弁【常設】ホース・接続口【可搬】－
常設代替交流電源設備
第一ガスタービン発電機【常設】軽油タンク【常設】タンクローリ（16kL）【可搬】
第一ガスタービン発電機用燃料タンク【常設】第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】可搬型代替交流電源設備
電源車【可搬】
軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】（次頁へ続く）添 3.5-29

設備区分
電源設備※1

設備名

代替所内電気設備
緊急用断路器【常設】緊急用電源切替箱断路器【常設】緊急用電源切替箱接続装置【常設】AM 用動力変圧器【常設】AM 用 MCC【常設】AM 用切替盤【常設】AM 用操作盤【常設】非常用高圧母線 C 系【常設】非常用高圧母線 D 系【常設】常設代替直流電源設備
AM 用直流 125V 蓄電池【常設】AM 用直流 125V 充電器【常設】可搬型直流電源設備
電源車【可搬】
AM 用直流 125V 充電器【常設】軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
上記常設代替直流電源設備への給電のための設備として以下の設備を使用する。
常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備※2計装設備
フィルタ装置水位【常設】フィルタ装置入口圧力【常設】フィルタ装置出口放射線モニタ【常設】フィルタ装置水素濃度【常設】フィルタ装置金属フィルタ差圧【常設】フィルタ装置スクラバ水 pH【常設】ドライウェル雰囲気温度【常設】サプレッション・チェンバ気体温度【常設】格納容器内圧力（D/W）【常設】
格納容器内圧力（S/C）【常設】※3計装設備（補助）ドレンタンク水位【常設】※1：単線結線図を補足説明資料 50-2 に示す。
電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※2：主要設備を用いた炉心損傷防止及び格納容器破損防止対策を成功させるために把握することが必要な原子炉施設の状態
計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※3 ：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いる補助パラ
メータ
添 3.5-30

3.5.2.2.2 多重性又は多様性及び独立性，位置的分散の確保
格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）及び原子炉補機冷却系と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，表 3.5-11 に示すとおり多様性，位置的分散を図った設計とする。
残留熱除去系及び原子炉補機冷却系との独立性については，表 3.5-12 で示すと
おり地震，津波，火災，溢水により同時に故障することを防止するために独立性を確保する設計とする。
また，排出経路に設置される隔離弁の電源については，常設代替交流電源設備
又は可搬型代替交流電源設備からの給電による遠隔操作が可能な設計とすることとしているが，遠隔手動弁操作設備等を用いて必要に応じて現場での手動操作も可能な設計とすることで駆動源の多様化を図っている。
また，格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系については，残留熱除去
系及び原子炉補機冷却系と異なり，ポンプや熱交換器等を必要としないが，これらの系統を構成する主要設備については，残留熱除去系及び原子炉補機冷却系に対して位置的分散を図った設計とする。
なお，格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系の配管及び弁の一部については，残留熱除去系及び原子炉補機冷却系の配管及び弁と同一階に設置されているが，残留熱除去系及び原子炉補機冷却系の配管及び弁とは区画された部屋に設置することより，位置的分散を図った設計とする。
表 3.5-11多様性，位置的分散

設計基準事故対処設備
項目

ポンプ
水源
駆動用空気
潤滑油
冷却水
駆動電源

※1

残留熱除去系（格納容器スプレイ
冷却モード）
残留熱除去系ポンプ（原子炉建屋地下 3 階）
サプレッション・チェンバ
原子炉建屋地下 3 階

重大事故防止設備

原子炉補機冷却系

格納容器圧力
逃がし装置

耐圧強化
ベント系

不要※1

不要※2

原子炉補機冷却水ポンプ
原子炉補機冷却海水ポンプ
タービン建屋地下 1 階
海

不要

不要

不要
（内包油）
原子炉補機冷却水系及び原子炉補機冷却海水系
非常用交流電源設備（非常用ディーゼル発電機）
原子炉建屋地上１階

不要
（内包油）
不要
非常用交流電源設備（非常用ディーゼル発電機
原子炉建屋地上１階

格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置，よう素フィルタ及びラプチャーディス
クについては，原子炉建屋東側屋外（6 号炉），原子炉建屋南東側屋外（7 号炉）に設置する
添 3.5-31

※2

耐圧強化ベント系は，残留熱除去系及び原子炉補機冷却系と区画され分離されている
表 3.5-12
項目
共
通
要
因
故
障

地震

津波

火災

溢水

設計基準事故対処設備との独立性

設計基準事故対処設備
重大事故防止設備
残留熱除去系
格納容器圧力逃がし装置（格納容器スプレイ冷却モード） 耐圧強化ベント系
原子炉補機冷却系
設計基準事故対処設備の残留熱除去系及び原子炉補機冷却系は耐震 S ク
ラス設計とし，重大事故防止設備である格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系は基準地震動 Ss で機能維持できる設計とすることで，基準地震動 Ss が共通要因となり故障することのない設計とする。
6 号炉及び 7 号炉の原子炉建屋及びフィルタベント遮蔽壁は，基準津波が到達しない位置に設置することで，津波が共通要因となり故障することのない設計とする。
設計基準事故対処設備の残留熱除去系及び原子炉補機冷却系と，重大事故防止設備である格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系は，火災が共通要因となり同時に故障することのない設計とする（「共-7 重大事故等対処設備の内部火災に対する防護方針について」に示す）。
設計基準事故対処設備の残留熱除去系及び原子炉補機冷却系と，重大事故防止設備である格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系は，溢水が共通要因となり同時に故障することのない設計とする（「共-8重大事
故等対処設備の内部溢水に対する防護方針について」に示す）。

添 3.5-32

3.5.2.3 耐圧強化ベント系
3.5.2.3.1 設備概要
耐圧強化ベント系は，設計基準事故対処設備の有する最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合に，炉心の著しい損傷等を防止するため，大気を最終ヒートシンクとして原子炉格納容器から熱を輸送することを目的として使用する。
本系統を使用する際には，サプレッション・チェンバ内でのスクラビング効果が期待できるウェットウェルベントを優先とするが，サプレッション・チェンバ側のベントラインが水没した場合，若しくは何らかの原因によりサプレッション・チェ
ンバ側からのベントが実施できない場合は，ドライウェル側からベントを行う。ドライウェルベントを行った際には，サプレッション・チェンバ内の雰囲気ガスは真空破壊弁を経由してドライウェルへ排出される。
本系統は，電源設備（常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，代替所
内電気設備，常設代替直流電源設備，可搬型直流電源設備），計測制御装置，及び流路である不活性ガス系，耐圧強化ベント系，遠隔空気駆動弁操作設備及び非常用ガ
ス処理系の配管及び弁並びに主排気筒（内筒），排出元である原子炉格納容器（サプ
レッション・チェンバ，真空破壊弁を含む）等で構成し，原子炉格納容器内雰囲気
ガスを不活性ガス系及び本系統を経由して非常用ガス処理系へ導き，原子炉建屋屋上に設置している主排気筒（内筒）を通して大気へ放出する。
本系統に関する系統概要図を図 3.5-4，本系統に関する重大事故等対処設備一覧を表 3.5-13 に示す。

添 3.5-33

・ 電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・ 計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

：重大事故等対処設備（主要設備）：重大事故等対処設備（附属設備等）

主排気筒※６号炉については原子炉建屋内の原子炉区域外に設置

耐圧強化ベント系
放射線モニタ※

格納容器圧力逃がし装置へ

AO

原子炉区域・
タービン区域〔ＦＣ〕
換気空調系排風機へ

原子炉建屋
原子炉区域よりRE

パージ用排風機
MO

AO

MO

〔ＦＣ〕

非常用ガス処理系
排風機へ

遠隔空気駆動弁操作用ボンベ

遠隔空気駆動弁操作設備

HCWサンプへMO

遠隔手動弁操作設備

AO

遠隔空気駆動弁操作用ボンベ

AO
〔ＦＯ〕

AO

〔ＦＣ〕

原子炉区域運転階より

〔ＦＯ〕

〔ＦＯ〕

ドライウェル・・AO

遠隔手動弁操作設備

〔ＦＣ〕

AO

H2E

・

MO

〔ＦＣ〕

フィルタ装置水素濃度

遠隔手動弁操作設備

AO

原
子
炉
圧
力
容
器

遠隔空気駆動弁操作設備

遠隔手動弁操作設備
遠隔手動弁操作設備

MO

遠隔空気駆動弁操作用ボンベ

MO

格納容器圧力(D/W)
PT

遠隔空気駆動弁操作設備

格納容器圧力(S/C)
サプレッション・
チェンバ

・

PT

遠隔手動弁操作設備

AO

遠隔空気駆動弁操作用ボンベ〔ＦＣ〕

MO
遠隔空気駆動弁操作設備

MO

原子炉格納容器

非常用ガス処理系
排風機より

原子炉建屋内の原子炉区域外MO

タービン建屋

大物搬入口

原子炉建屋原子炉区域

Ｎ2供給ライン

図 3.5-4

耐圧強化ベント系

添 3.5-34

系統概要図

表 3.5-13
設備区分
主要設備
附属設備
排出元
流路

注水先
電源設備※1

耐圧強化ベント系に関する重大事故等対処設備一覧
設備名－
遠隔手動弁操作設備【常設】遠隔空気駆動弁操作用ボンベ【可搬】
原子炉格納容器（サプレッション・チェンバ，真空破壊弁を含む）【常設】
不活性ガス系 配管・弁【常設】耐圧強化ベント系(W/W) 配管・弁【常設】耐圧強化ベント系(D/W) 配管・弁【常設】遠隔空気駆動弁操作設備 配管・弁【常設】非常用ガス処理系 配管・弁【常設】主排気筒(内筒)【常設】－
常設代替交流電源設備
第一ガスタービン発電機【常設】軽油タンク【常設】タンクローリ（16kL）【可搬】
第一ガスタービン発電機用燃料タンク【常設】第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】可搬型代替交流電源設備
電源車【可搬】
軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
代替所内電気設備
緊急用断路器【常設】緊急用電源切替箱断路器【常設】緊急用電源切替箱接続装置【常設】AM 用動力変圧器【常設】AM 用 MCC【常設】AM 用切替盤【常設】AM 用操作盤【常設】非常用高圧母線 C 系【常設】非常用高圧母線 D 系【常設】常設代替直流電源設備
AM 用直流 125V 蓄電池【常設】AM 用直流 125V 充電器【常設】可搬型直流電源設備
電源車【可搬】
AM 用直流 125V 充電器【常設】軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】

添 3.5-35（次頁へ続く）設備区分

設備名
上記常設代替直流電源設備への給電のための設備として以※1
電源設備
下の設備を使用する。
常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備※2
計装設備
ドライウェル雰囲気温度【常設】サプレッション・チェンバ気体温度【常設】格納容器内圧力（D/W）【常設】
格納容器内圧力（S/C）【常設】
耐圧強化ベント系放射線モニタ【常設】フィルタ装置水素濃度【常設】※3※1：単線結線図を補足説明資料 48-2 に示す。
電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※2：主要設備を用いた炉心損傷防止及び格納容器破損防止対策を成功させるために把握することが必要な原子炉施設の状態
計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※3：フィルタ装置水素濃度については，設置許可基準規則第 52 条において原子炉格納容器内の水素ガスを排出する際に要求されるものである。格納容器圧力逃がし装置と兼用であり，サンプリングラインを切り替えることによって，耐圧強化ベント系も計測可能である。

添 3.5-36

3.5.2.3.2 主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
(1) 耐圧強化ベント系
最高使用圧力最高使用温度
容量：620kPa[gage]：171℃：約 15.8kg/s

なお，電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」，計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則
第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
3.5.2.3.3 多重性又は多様性及び独立性，位置的分散の確保
耐圧強化ベント系の多重性又は多様性及び独立性，位置的分散の確保については「3.5.2.2.2 多重性又は多様性及び独立性，位置的分散の確保」で示す。

添 3.5-37

3.5.2.3.4 設置許可基準規則第 43 条への適合方針
3.5.2.3.4.1 設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

耐圧強化ベント系を構成する機器は，原子炉建屋原子炉区域内及び屋外に設置されている設備であることから，想定される重大事故等時における原子炉建屋原子炉区域内及び屋外の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，以下の表 3.5-14 に示す設計とする。
（48-4,48-8,48-9）
表 3.5-14想定する環境条件及び荷重条件
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・放 原子炉建屋原子炉区域内及び屋外で想定される温度，圧
射線
力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による影
降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対響策及び凍結対策を行える設計とする。
海水を通水する系統
海水を通水することはない。
への影響
地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方
針」に示す）。
風（台風）・積雪
屋外で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないことを評価により確認する。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。
耐圧強化ベント系の操作は，重大事故等が発生した場合の原子炉建屋原子炉区域内及び屋外の環境条件を考慮し，また，電源喪失時においても操作可能なように，原子炉建屋内の原子炉区域外より遠隔手動弁操作設備を介しての人力操作が可能な設計とする。
(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであ
添 3.5-38

ること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

耐圧強化ベント系を使用する際に操作が必要な隔離弁（一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側又はドライウェル側），二次隔離弁，フィルタ装置入口
弁，耐圧強化ベント弁）については，遠隔手動弁操作設備にて原子炉建屋内の原子炉区域外より人力にて遠隔操作することにより，重大事故等の環境下においても確実に操作が可能となる設計とする。また，一次隔離弁（サプレッショ
ン・チェンバ側又はドライウェル側），フィルタ装置入口弁，耐圧強化ベント
弁については, 遠隔空気駆動弁操作用ボンベ及び遠隔空気駆動弁操作設備にて原子炉建屋内の原子炉区域外より遠隔操作することにより，重大事故等の環境下においても確実に操作が可能な設計とする。さらに，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側又はドライウェル側）,二次隔離弁については電源が復旧することにより，中央制御室でも遠隔操作可能である。二次隔離弁が使用できない場合には二次隔離弁バイパス弁を遠隔手動弁操作設備により，原子炉建
屋内の原子炉区域外より人力にて遠隔操作することも可能である。なお，二次隔離弁バイパス弁についても，電源が復旧することにより，中央制御室でも遠隔操作可能である。表 3.5-15 に操作対象機器を示す。
これら操作機器については，運転員のアクセス性，操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，それぞれの操作対象については銘板をつけることで識別可能とし，運転員の操作及び監視性を考慮して確実に操作が可能な設計とする。
（48-4,48-5）
表 3.5-15 操作対象機器
機器名称
一次隔離弁
（サプレッション・
チェンバ側）

状態の変化
弁閉→弁開

一次隔離弁
（ドライウェル側）

弁閉→弁開

二次隔離弁

弁閉→弁開

操作場所
中央制御室
原子炉建屋地下 1 階（原子炉建屋内の原子炉区
域外）
原子炉建屋地下 1 階（原子炉建屋内の原子炉区
域外）
中央制御室
原子炉建屋地上 2 階（原子炉建屋内の原子炉区域外）
原子炉建屋地上 2 階（原子炉建屋内の原子炉区域
外）
中央制御室

操作方法
スイッチ操作手動操作（遠隔手動弁操作設
備）
手動操作（遠隔空気駆動弁操作
設備）
スイッチ操作手動操作（遠隔手動弁操作設
備）
手動操作（遠隔空気駆動弁操作
設備）
スイッチ操作

原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋内の原子炉区域外）

手動操作（遠隔手動弁操作設
備）

添 3.5-39（次頁へ続く）

機器名称
二次隔離弁
バイパス弁

状態の変化
弁閉→弁開

操作場所
中央制御室
原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋内の原子炉区
域外）

操作方法
スイッチ操作手動操作（遠隔手動弁操作設
備）

フィルタ装置
入口弁

弁開→弁閉

耐圧強化ベント弁

弁閉→弁開

非常用ガス処理系
フィルタ装置出口
隔離弁 A

弁閉確認

原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋内の原子炉区域外）
原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋内の原子炉区域外）
原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋内の原子炉区
域外）
原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋内の原子炉区
域外）
中央制御室

手動操作
（遠隔手動弁操作設
備）
手動操作（遠隔空気駆動弁操作
設備）
手動操作（遠隔手動弁操作設
備）
手動操作（遠隔空気駆動弁操作
設備）
スイッチ操作※

原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋原子炉区域内）

手動操作

非常用ガス処理系
フィルタ装置出口
隔離弁 B

弁閉確認

中央制御室

スイッチ操作※非常用ガス処理系
U シール隔離弁

弁閉確認

原子炉建屋地上 3 階
手動操作（原子炉建屋原子炉区域内）
中央制御室

スイッチ操作※

6 号炉：原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋原子炉区域内）
7 号炉：原子炉建屋地上 4 階（原子炉建屋原子炉区域内）

手動操作※ 中央制御室にてランプ確認を行う。全閉でないことが確認された場合はスイッチ操作にて閉操作を行う。

(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

耐圧強化ベント系において原子炉格納容器から主排気筒（内筒）までのラインを構成する電動弁及び空気作動弁については，表 3.5-16 に示すように，発電用原子炉の停止中に機能・性能試験及び弁動作試験が可能な設計とする。発添 3.5-40

電用原子炉の運転中については，弁の開閉試験により系統内に封入されている
窒素が外部に放出されることを防止するため，開閉試験は実施しない。
（48-6）
表 3.5-16

耐圧強化ベント系の試験及び検査

発電用原子炉項目の状態
停止中
機能・性能試験

内容
漏えい確認

弁動作試験

弁開閉動作の確認(4) 切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

本系統を使用する際には，流路に接続される弁（一次隔離弁（サプレッショ
ン・チェンバ側又はドライウェル側），二次隔離弁，フィルタ装置入口弁，耐圧強化ベント弁）を電源喪失時においても遠隔手動弁操作設備にて原子炉建屋
内の原子炉区域外より人力にて遠隔操作することにより，排気ガスを非常用ガ
ス処理系配管を経由して主排気筒（内筒）へ導くことが可能である。また，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側又はドライウェル側），フィルタ装置
入口弁，耐圧強化ベント弁については, 遠隔空気駆動弁操作用ボンベ及び遠隔空気駆動弁操作設備にて原子炉建屋内の原子炉区域外より遠隔操作可能である。さらに，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側又はドライウェル側），
二次隔離弁については電源が復旧することにより，中央制御室でも遠隔操作可能である。二次隔離弁が使用できない場合には二次隔離弁バイパス弁を遠隔手
動弁操作設備により，原子炉建屋内の原子炉区域外より人力にて操作することも可能である。二次隔離弁バイパス弁は，電源が復旧することにより，中央制
御室でも遠隔操作可能である。
これにより，図 3.5-5 及び図 3.5-6 で示すタイムチャートのとおり速やかに切替え操作が可能である。
（48-5）

添 3.5-41経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

60

50

70

80

備考

減圧及び除熱開始 55分

要員（数）通信連絡設備準備，電源確認

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

系統構成

2

電源を 復旧しながら系統構成を 行う。

格納容器ベン ト開始

耐圧強化ベント系による原子炉格納容
器内の減圧及び除熱（W/Wベントの場合）

移動，電源確保

現場運転員Ｃ，Ｄ

移動，系統構成2

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

10

0

20

30

40

要員（数）

60

50

35分 系統構成完了

70

80

備考

減圧及び除熱開始 70分
通信連絡設備準備，弁状態及び監視計器指示の確認

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

2

現場運転員Ｃ，Ｄ

2

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱(現場操作)（W/Wベントの場合）

移動，系統構成

現場運転員Ｅ，Ｆ

格納容器ベン ト開始

移動，系統構成2

図 3.5-5

耐圧強化ベント系による除熱のタイムチャート（ウェットウェルベントの場合）＊
経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

60

50

70

80

備考

減圧及び除熱開始 55分

要員（数）通信連絡設備準備，電源確認

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

系統構成

2

電源を 復旧しながら系統構成を 行う。

格納容器ベン ト開始

耐圧強化ベント系による原子炉格納容
器内の減圧及び除熱（D/Wベントの場合）

移動，電源確保

現場運転員Ｃ，Ｄ

移動，系統構成2

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

0

10

20

30

40

35分 系統構成完了

要員（数）

50

60

70

80

備考

減圧及び除熱開始 70分
通信連絡設備準備，弁状態及び監視計器指示の確認

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱(現場操作)（D/Wベントの場合）

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

2

現場運転員Ｃ，Ｄ

2

現場運転員Ｅ，Ｆ

2

移動，系統構成

図 3.5-6

格納容器ベン ト開始

移動，系統構成

耐圧強化ベント系による除熱のタイムチャート（ドライウェルベントの場合）＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての 1.5 で示すタイムチャート(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

耐圧強化ベント系は，不活性ガス系，非常用ガス処理系及び格納容器圧力逃がし装置が接続されている。
通常時に使用する系統としては表 3.5-17 のとおり，不活性ガス系及び非常
添 3.5-42

用ガス処理系があるが，二次隔離弁，二次隔離弁バイパス弁及び耐圧強化ベン
ト弁を閉状態とすることでこれらの系統とは隔離され，悪影響を防止する。格納容器圧力逃がし装置については，通常時は使用しない系統であるため，系統隔離弁であるフィルタ装置入口弁については通常時開としても悪影響を及ぼすことはない。
一方で，重大事故等時において耐圧強化ベント系を使用する際に，排出経路を構成するための隔離境界箇所は，表 3.5-18 のとおりである。
非常用ガス処理系（非常用ガス処理系排風機入口側），及び原子炉区域・タービン区域換気空調系との接続箇所は，一次隔離弁と二次隔離弁の間となっており，それぞれの系統を隔離する弁は直列に各 2 弁ずつ設置してある。これらの弁は通常時閉，電源喪失時にはフェイルクローズとなる空気作動弁と通常時閉の手動弁であり，万が一，弁座からシートパスがあったとしても，排気ガスが他系統へ回り込むことを防止し，悪影響を及ぼさない設計とする。
また，格納容器圧力逃がし装置，非常用ガス処理系（非常用ガス処理系フィルタ装置出口側），及び原子炉建屋との隔離弁については二次隔離弁より下流側に接続される。格納容器圧力逃がし装置との隔離弁は通常時開，電源喪失時にはフェイルオープンとなる空気作動弁であるため，耐圧強化ベント系使用時には閉操作が必要である。非常用ガス処理系フィルタ装置との隔離弁は，通常時閉の電動弁であるが，非常用ガス処理系自動起動信号により自動開となるため，電源喪失時にはアズイズとなることを考慮すると，中央制御室での閉確認が必要である。また，排気筒で発生するドレンをサンプへ導くラインに接続する弁については通常時開の弁であり，耐圧強化ベント系使用前に中央制御室からの閉操作が必要である。
以上のことから，耐圧強化ベント系を用いる場合は，弁操作によって，通常時の系統構成から重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

表 3.5-17
取合系統
不活性ガス系

他系統との隔離弁（通常時）

非常用ガス処理系

系統隔離弁
二次隔離弁
二次隔離弁バイパス弁
耐圧強化ベント弁

駆動方式
電動駆動
電動駆動
空気駆動

格納容器圧力逃がし装置※

フィルタ装置入口弁

空気駆動

※

動作
通常時閉
通常時閉
通常時閉
電源喪失時閉通常時開電源喪失時開格納容器圧力逃がし装置は，重大事故等対処設備であり，通常時は使用しない系統である。

添 3.5-43

表 3.5-18
取合系統
非常用ガス処理系（非常用ガス処理系
排風機入口側）原子炉区域・タービン区域
換気空調系
非常用ガス処理系（非常用ガス処理系フィルタ装置出口側）
格納容器圧力逃がし装置
原子炉建屋内※他系統との隔離弁（重大事故等時）

系統隔離弁
非常用ガス処理系
第一隔離弁
非常用ガス処理系
第二隔離弁
換気空調系第一隔離弁

駆動方式
空気駆動

換気空調系第二隔離弁
第一隔離弁（非常用ガス処理系フィルタ装置出口隔離弁 A/B）
第一隔離弁
（フィルタ装置入口弁※）
第一隔離弁（非常用ガス処理系
U シール隔離弁）

手動
電動駆動

手動
空気駆動

空気駆動
電動駆動

動作
通常時閉
電源喪失時閉
通常時閉
通常時閉
電源喪失時閉
通常時閉
通常時閉（自動起動インター
ロック有）
通常時開
電源喪失時開通常時開耐圧強化ベント使用時に切替え操作が必要（中央制御室若しくは現場にて容易に切替え可能）(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設
置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

耐圧強化ベント系の系統構成に必要な機器の設置場所，操作場所を表 3.5-19に示す。
耐圧強化ベント系を使用する際に操作が必要な隔離弁について，炉心損傷前に耐圧強化ベント系を使用する場合においては，想定される重大事故等時における放射線量は高くないことから，中央制御室又は離れた場所から遠隔操作が可能である。また，原子炉建屋原子炉区域内に設置されている高線量配管に対して原子炉建屋原子炉区域壁厚さが足りないため，遮蔽効果が不十分である場
合は，操作場所での被ばく線量率を評価した上で，追加で遮蔽体を設置する。
（48-4,48-5）

添 3.5-44

表 3.5-19

操作対象機器設置場所

機器名称

設置場所
一次隔離弁
原子炉建屋地下 1 階（サプレッション・チェンバ側） （原子炉建屋原子炉区域内）

一次隔離弁（ドライウェル側）

原子炉建屋地上 2 階（原子炉建屋原子炉区域内）

二次隔離弁

原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋原子炉区域内）

二次隔離弁バイパス弁

原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋原子炉区域内）

フィルタ装置入口弁

原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋原子炉区域内）

耐圧強化ベント弁

原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋原子炉区域内）

真空破壊弁

原子炉格納容器内

非常用ガス処理系
フィルタ装置出口隔離弁 A
非常用ガス処理系
フィルタ装置出口隔離弁 B
非常用ガス処理系
U シール隔離弁

原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋原子炉区域内）
原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋原子炉区域内）
6 号炉：原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋原子炉区域内）
7 号炉：原子炉建屋地上 4 階（原子炉建屋原子炉区域内）

添 3.5-45

操作場所
中央制御室
原子炉建屋地下 1 階（ 原子炉 建屋内の 原子
炉区域外）
中央制御室
原子炉建屋地上 2 階（原子炉建屋内の原子
炉区域外）
中央制御室
原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋内の原子
炉区域外）
中央制御室
原子炉建屋地上 3 階（ 原子炉 建屋内の 原子
炉区域外）
原子炉建屋地上 3 階（ 原子炉 建屋内の 原子
炉区域外）
原子炉建屋地上 3 階（ 原子炉 建屋内の 原子
炉区域外）
－
中央制御室
中央制御室
中央制御室

3.5.2.3.4.2 設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 2 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.2

容量等」に示す。

耐圧強化ベント系は，設計基準事故対処設備の有する最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合に，大気を最終ヒートシンクとして原子炉格納容器から除熱をするため，原子炉定格熱出力の 1%に相当する 15.8kg/s の蒸気を排気することができるよう，十分な排出流量を有する設計とする。
原子炉定格熱出力の 1%とは，原子炉停止から 2～3 時間後に相当する出力である。一方，炉心の著しい損傷の防止の事故シーケンスのうち，全交流動力電
源喪失（外部電源喪失＋DG 喪失）において，炉心損傷前の格納容器ベント開始
は，原子炉停止後約 16 時間後となっている。そのため，格納容器ベント開始時における原子炉格納容器の蒸気発生量は，耐圧強化ベント系の設計流量である 15.8kg/s よりも小さいことから，耐圧強化ベント系を用いて，原子炉格納容器から除熱することは可能である。
また，耐圧強化ベント系を炉心損傷前に使用する場合は，原子炉格納容器の最高使用圧力にて格納容器ベント判断をするものとし，格納容器ベント判断
から格納容器ベント開始までの原子炉格納容器の圧力上昇を考慮し，耐圧強化
ベ ン ト系 の 最 高 使用圧 力 は， 原子 炉 格納容 器 の最 高使 用 圧力の 2 倍 の620kPa[gage]とする。
また，耐圧強化ベント系の最高使用温度は，原子炉格納容器の最高使用温度の 171℃とする。
（48-7）(2) 共用の禁止（設置許可基準規則第 43 条第 2 項二）(ⅰ) 要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

耐圧強化ベント系は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。

添 3.5-46

(3) 設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 2 項三）(ⅰ) 要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

耐圧強化ベント系は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）及び原子炉補機冷却系とは構成機器を共用していな
いため，残留熱除去系及び原子炉補機冷却系と共通要因によって同時に機能が失われることはない。また，耐圧強化ベント系は，原子炉建屋内の残留熱除去系ポンプ及び熱交換器並びにタービン建屋内の原子炉補機冷却水ポンプ，
海水ポンプ及び熱交換器と異なる区画に設置することで、共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
（48-2,48-4,48-5）

添 3.5-47

3.5.3 重大事故等対処設備（設計基準拡張）
3.5.3.1 原子炉補機冷却系
3.5.3.1.1 設備概要
原子炉補機冷却系は，原子炉設備の非常用機器及び常用機器で発生する熱を冷却除去するために設けるものである。本系統は，想定される重大事故等時においても，
非常用機器，残留熱除去系機器，燃料プール冷却浄化系機器等の冷却を行うための機能を期待するため，重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置付ける。
本系統は，非常用炉心冷却系の区分Ⅰ，区分Ⅱ及び区分Ⅲに対応した 3 系統としており，その系統は中間ループ及び海水系で構成し，原子炉補機冷却水ポンプ，原
子炉補機冷却水系熱交換器，原子炉補機冷却海水ポンプ，配管及び弁類等で構成する。原子炉補機冷却水ポンプ，原子炉補機冷却水系熱交換器及び原子炉補機冷却海水ポンプは，各区分において通常運転時は 1 台運転としており，1 台予備とする。
本系統に関する系統概要図を図 3.5-7，本系統に関する重大事故等対処設備（設計基準拡張）一覧を表 3.5-20 に示す。

添 3.5-48

図 3.5-7

原子炉補機冷却系

添 3.5-49

系統概要図

FC
AO
MO

残留熱除去系，高圧
炉心注水系機器等

非常用ディーゼル
発電設備

(B)

(D)

(D)

区分Ⅱ電源供給

原子炉補機冷却海水ポンプ

原子炉補機
冷却水系
熱交換器

区分Ⅰ電源供給

(A)

(A)

(B)

(B)

(E)

(E)

(E)

MO

ｻｰｼﾞ
ﾀﾝｸ

区分Ⅲ電源供給

原子炉補機冷却海水ポンプ

原子炉補機
冷却水系
熱交換器

(B)

MO

MO

残留熱除去系熱交換器

原子炉補機冷却水ポンプ
(A)

(D)

MO

区分Ⅱ

原子炉補機冷却水ポンプ

MO

MO

ｻｰｼﾞ
ﾀﾝｸ

原子炉建屋内補機等

残留熱除去系機器等

非常用ディーゼル
発電設備(A)

残留熱除去系熱交換器

原子炉建屋内補機等

FC
AO MO

区分Ⅰ

原子炉建屋内補機等
廃棄物処理系機器等

残留熱除去系，高圧
炉心注水系機器等

非常用ディーゼル
発電設備

(C)

MO

MO

残留熱除去系熱交換器

(F)

(F)

(F)

MO

ｻｰｼﾞ
ﾀﾝｸ

原子炉補機冷却海水ポンプ

原子炉補機
冷却水系
熱交換器

タイライン

(C)

(C)

原子炉補機冷却水ポンプ
(C)

FC
AO MO

区分Ⅲ

・ 電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則
第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・ 計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則
第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

表 3.5-20 原子炉補機冷却系に関する重大事故等対処設備（設計基準拡張）一覧
設備区分
設備名
主要設備
原子炉補機冷却水ポンプ【常設】原子炉補機冷却海水ポンプ【常設】原子炉補機冷却水系熱交換器【常設】
附属設備
－
水源
非常用取水設備
海水貯留堰【常設】スクリーン室【常設】取水路【常設】
補機冷却用海水取水路【常設】
補機冷却用海水取水槽【常設】流路
原子炉補機冷却系 配管・弁・海水ストレーナ
原子炉補機冷却系 サージタンク※1
電源設備
非常用交流電源設備
非常用ディーゼル発電機（設計基準拡張）【常設】※2計装設備
原子炉補機冷却水系系統流量【常設】残留熱除去系熱交換器入口冷却水流量【常設】※3計装設備（補助）
RCW サージタンク水位【常設】原子炉補機冷却水系熱交換器出口冷却水温度【常設】※1：電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※2：主要設備を用いた炉心損傷防止及び格納容器破損防止対策を成功させるために把握することが必要な原子炉施設の状態
計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※3：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いる補助パ
ラメータ

添 3.5-50

3.5.3.1.2 主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
(1) 原子炉補機冷却水ポンプ
容量（区分Ⅰ及びⅡ）
容量（区分Ⅲ）個数
取付箇所：1300m3/h/台：1100m3/h/台（6 号炉）
800m3/h/台（7 号炉）：1/区分（予備 1/区分）／通常運転時：2/区分／通常運転時以外：タービン建屋地下 1 階及び地下 2 階(2) 原子炉補機冷却海水ポンプ
容量
個数
取付箇所

：1800m3/h/台：1/区分（予備 1/区分）／通常運転時：2/区分／通常運転時以外：タービン建屋地下 1 階(3) 原子炉補機冷却水系熱交換器
容量（区分Ⅰ及びⅡ）
容量（区分Ⅲ）個数
取付箇所：約 17MW/基（海水温度 30℃において）：約 16MW/基（海水温度 30℃において）：1/区分（予備 1/区分）／通常運転時：2/区分／通常運転時以外：タービン建屋地下 1 階及び地下 2 階

なお，電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」，計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

添 3.5-51

3.5.3.1.3

設置許可基準規則第 43 条への適合方針

原子炉補機冷却系は，想定される重大事故等時に重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用するため，「2.3 重大事故等対処設備に関する基本方針」のうち，多様性，位置的分散を除く設計方針を適用して設計を行う。
原子炉補機冷却水ポンプ，原子炉補機冷却海水ポンプ，及び原子炉補機冷却水系熱交換器については，設計基準対象施設として使用する場合と同様の系統構成で重大事
故等においても使用するため，他の設備に悪影響を及ぼさない設計である。
原子炉補機冷却系は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計である。
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
原子炉補機冷却水ポンプ，原子炉補機冷却海水ポンプ，及び原子炉補機冷却水系熱交換器については，設計基準事故時の最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能を兼用しており，設計基準事故時に使用する場合の容量が，重大事故等の収束に必要な容量に対して十分である。
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
原子炉補機冷却水ポンプ，原子炉補機冷却海水ポンプ，及び原子炉補機冷却水系熱交換器については，タービン建屋内に設置される設備であることから，想定される重大事故等が発生した場合におけるタービン建屋内の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，表 3.5-21 に示す設計とする。
また，使用時に海水を通水する原子炉補機冷却水系熱交換器内の一部及び原子炉補機冷却海水ポンプは，海水の影響を考慮した設計とし，ストレーナを設置することで異物の流入を防止する設計とする。
表 3.5-21
環境条件等
温度・圧力・湿度・放射線
屋外の天候による影響
海水を通水する系統への影響
地震

風（台風）・積雪
電磁的障害

想定する環境条件及び荷重条件
対応
タービン建屋内で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
常時海水を通水するため，耐腐食性材料を使用する設計とする。
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方
針」に示す）。
タービン建屋内に設置するため，風（台風）及び積雪の影
響は受けない。
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする

添 3.5-52

また，原子炉補機冷却系は中央制御室にて操作可能な設計である。原子炉補機冷却系の系統構成及び運転に必要な操作機器は，中央制御室で操作することから，操作位置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
原子炉補機冷却系については，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構
成で重大事故等においても使用する設計である。また，原子炉補機冷却水ポンプ，原
子炉補機冷却海水ポンプ，及び原子炉補機冷却水系熱交換器については，発電用原子炉の運転中又は停止中に系統の機能・性能及び漏えいの有無の確認並びに弁動作試験が可能な設計であり，発電用原子炉の停止中に分解検査及び外観検査が可能な設計である。
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

添 3.5-53

3.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備【49 条】【設置許可基準規則】（原子炉格納容器内の冷却等のための設備）
第四十九条 発電用原子炉施設には，設計基準事故対処設備が有する原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉格
納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な設備を設けなければならない。
２ 発電用原子炉施設には，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために必要な設備を設けなければならない。
（解釈）
１ 第１項に規定する「原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な設備」及び第２項に規定する「原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
（１）重大事故等対処設備ａ）設計基準事故対処設備の格納容器スプレイ注水設備（ポンプ又は水源）が機能喪失しているものとして，格納容器スプレイ代替注水設備を配備すること。
ｂ）上記ａ）の格納容器スプレイ代替注水設備は，設計基準事故対処設備に対して，多様性及び独立性を有し，位置的分散を図ること。
（２）兼用ａ）第１項の炉心損傷防止目的の設備と第２項の格納容器破損防止目的の設備は，同一設備であってもよい。

添 3.6-1

3.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備
3.6.1 設置許可基準規則第 49 条への適合方針
設計基準事故対処設備が有する原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な設備として，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び代替格
納容器スプレイ冷却系（可搬型）を設ける。
また，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために必要な設備として，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び代替格納容器
スプレイ冷却系（可搬型）を設ける。
(1) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の設置（設置許可基準規則解釈の第 1 項(1)a））
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系ポンプ（格納容器スプレイ冷却モード）の機能喪失又はサプレッショ
ン・チェンバのプール水を水源として使用できない場合に，廃棄物処理建屋内に設置された復水移送ポンプを用い，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）の水源とは異なる復水貯蔵槽を水源として，ドライウェル内及びサプレッション・チェンバ内にスプレイすることで原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させることができる設計とする。また，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，スプレイ水の放射性物質叩き落としの効果により原子炉格納容器内に浮遊する放射性物質の濃度を低下させることができる設計とする。
(2) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の設置（設置許可基準規則解釈の第 1項(1)a））
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は, 設計基準事故対処設備である残留熱除去系ポンプ（格納容器スプレイ冷却モード），復水移送ポンプが機能喪失した場合に，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を用い，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード），代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の水源とは異なる,代替淡水源（淡水貯水池及び防火水槽）を水源として,復水補給水系，
残留熱除去系を通じてドライウェル内及びサプレッション・チェンバ内にスプレイすることで,原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させることができる
設計とする。また，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，スプレイ水の放射性物質叩き落としの効果により原子炉格納容器内に浮遊する放射性物質の濃度を低下させることができる設計とする。
(3) 設計基準事故対処設備に対する多様性，独立性，位置的分散の確保（設置許可基準規則解釈の第 1 項(1)ｂ））
上記(1)及び(2)の重大事故等対処設備である代替格納容器スプレイ冷却系(常設),代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）に対して，異なるポンプ（復水移送ポンプ又は可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）），駆動源（常設代替交流電源
設備，可搬型代替交流電源設備及びディーゼルエンジン），冷却源（自滑水冷却）
添 3.6-2

を用いることで多様性及び独立性を有する設計とする。また，原子炉建屋内に設置されている残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）に対して，常設設備である復水移送ポンプは廃棄物処理建屋内に設置しており，常設代替交流
電源設備は屋外に設置することで位置的分散を図った設計とする。可搬型代替
注水ポンプ（A-2 級）及び可搬型代替交流電源設備については，屋外に保管し，屋外から異なる複数の接続口に接続可能とし，残留熱除去系（格納容器スプレ
イ冷却モード）に対して位置的分散を図る設計とする。
なお，多様性及び独立性，位置的分散については，3.6.2.1.3 項に詳細に示す。
(4) 兼用について（設置許可基準規則解釈の第 1 項(2)a））
本項における炉心損傷防止目的の設備と格納容器破損防止目的の設備は同一設備とする。
その他，設計基準対象施設であるが，想定される重大事故等時においてその機能を期待するため，以下の設備を重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置付ける。
(5) 残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）は，サプレッション・チェン
バのプール水をドライウェル内及びサプレッション・チェンバ内にスプレイする。
ドライウェル内にスプレイされた水は，ベント管を通って，サプレッショ
ン・チェンバ内に戻り，サプレッション・チェンバ内にスプレイされた水とともに残留熱除去系の熱交換器で冷却された後，再びスプレイされる。
(6) 残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）
残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）は，サプ
レッション・チェンバのプール水温を所定の温度以下に冷却できる機能を有する。
本系統は，サプレッション・チェンバのプール水を残留熱除去系のポンプ及び熱交換器を経由してサプレッション・チェンバに戻す。
(7) 原子炉補機冷却系
原子炉補機冷却系は，原子炉設備の非常用機器及び常用機器で発生する熱を冷却除去するために設けるものである。本系統は，想定される重大事故等時においても，非常用機器，残留熱除去機器等の冷却を行うための機能を期待する。
原子炉補機冷却系については，「3.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備（設置許可基準規則第 48 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
なお，原子炉格納容器内を冷却するための自主対策設備として，以下を整備する。
(8) 消火系を用いた代替格納容器スプレイ冷却の実施
設計基準事故対処設備である残留熱除去系ポンプ（格納容器スプレイ冷却モード），復水移送ポンプが機能喪失した場合，炉心の著しい損傷及び原子炉格
添 3.6-3

納容器の破損を防止するため，自主対策設備として消火系を用いた格納容器ス
プレイ手段を整備している。
消火系を用いた格納容器スプレイ手段については，ディーゼル駆動消火ポン
プを用い，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード），代替格納容器スプ
レイ冷却系の水源とは異なるろ過水タンクを水源として消火系，復水補給水系，
残留熱除去系を通じて格納容器スプレイを行う手順を整備している。
(9) ドライウェル冷却系による格納容器除熱
代替格納容器スプレイ及び残留熱除去系ポンプの復旧ができず，格納容器除熱手段がない場合に，常設代替交流電源により原子炉補機冷却水ポンプ及び原
子炉補機冷却海水ポンプの電源を復旧し，原子炉格納容器内へ冷却水を供給後，ドライウェル冷却系送風機を起動して原子炉格納容器を除熱する。
ドライウェル冷却系送風機を停止状態としても，原子炉格納容器内への冷却水の供給を継続することで，ドライウェル冷却系冷却器コイル表面で，原子炉格納容器内部の蒸気を凝縮し，原子炉格納容器の圧力上昇を緩和することが可能である。

また，技術的能力審査基準への適合のため，復旧手段として，以下を整備する。
(10) 復旧手段の整備
設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード及びサプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）が全交流動力電源喪失により起動できない場合には，常設代替交流電源設備を用いて非常用所内電気設
備へ電源を供給することで残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード及びサプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）を復旧する手段を整備する。
なお，電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

また，代替淡水源（淡水貯水池及び防火水槽）の淡水が枯渇した場合の海水の利用手段として，以下を整備する。
(11) 代替格納容器スプレイ冷却系の海水の利用
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の水源である復水貯蔵槽並びに代替格
納容器スプレイ冷却系（可搬型）の水源である代替淡水源（淡水貯水池及び防火水槽）の淡水が枯渇した場合において，防潮堤の内側に設置している海水取
水箇所（取水路）より，大容量送水車（海水取水用）を用いて復水貯蔵槽への補給及び防火水槽への供給又は代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）で用いる可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）に海水を直接送水を行う設計とする。なお，
海の利用については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

添 3.6-4

3.6.2 重大事故等対処設備
3.6.2.1 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）
3.6.2.1.1 設備概要
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）の有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した
場合に，この機能を代替し，炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させることを目的として使用する。また，代替格納容器スプ
レイ冷却系（常設）は，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させること及び逃がし安全弁の環境条件を緩和するため，原子炉格納容器内の温度を低下させることを目的として使用する。
本系統は，復水移送ポンプ，電源設備（非常用交流電源設備，常設代替交流電源
設備，可搬型代替交流電源設備等），計測制御装置，水源である復水貯蔵槽，流路である復水補給水系，残留熱除去系，高圧炉心注水系の配管及び弁，格納容器スプレ
イ・ヘッダ並びにスプレイ先である原子炉格納容器等から構成される。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の系統概要図を図 3.6-1 に，重大事故等対処設備一覧を表 3.6-1 に示す。
本系統は，復水移送ポンプ 3 台のうち 2 台により，復水貯蔵槽の水を残留熱除去系配管等を経由して原子炉格納容器へスプレイすることで原子炉格納容器内を冷却できる設計とする。
復水移送ポンプの電源について，復水移送ポンプ(B)及び(C)は，常設代替交流電源設備である第一ガスタービン発電機及び可搬型代替交流電源設備である電源車から，代替所内電気設備である AM 用動力変圧器及び AM 用 MCC を介して給電が可能な設計とする。復水移送ポンプ(A)は，通常時は非常用所内電源設備である非常用 MCC
C 系から給電しているが，重大事故等時に復水移送ポンプ(A)の動力ケーブルの接続操作を行うことにより，代替所内電源設備である AM 用 MCC から給電が可能な設計とする。
水源である復水貯蔵槽は，枯渇しそうな場合においても，代替淡水源（淡水貯水池及び防火水槽）の淡水を，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を用いて，廃棄物処
理建屋外壁に設置した外部接続口から復水貯蔵槽へ供給できる設計とする。
本系統の操作に当たっては，中央制御室及び現場での弁操作（AM 用切替盤の切替え操作を含む）により系統構成を行った後，中央制御室の操作スイッチにより復水移送ポンプを起動し運転を行う。

添 3.6-5

図 3.6-1 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）

添 3.6-6

大容量送水車(海水取水用)海水

凡例：

CSP大容量接続口

ＭＯ

残留熱除去系
熱交換器（A）

MUWC接続口（北）

残留熱除去系ポンプ（A）※１

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）

防火水槽
または
淡水貯水池

破線はホースを示す。

水の移送設備【重大事故等対処設備】

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）【重大事故等対処設備】

ＭＯ

ＭＯ

残留熱除去系
熱交換器（C）

残留熱除去系ポンプ（C）

ＭＯ

ＭＯ

W/W
残留熱除去系
ポンプ（B）RPV

RPV

復水移送ポンプ

※１

W/W

D/W

MUWC可搬式接続口
（東）

復水
貯蔵槽

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

残留熱除去系
熱交換器（B）

ＭＯ

ＭＯ

各負荷へ

各負荷へ

ＭＯ

MUWC接続口
（南）

ＭＯ

電源車

使用済燃料
プール
スキマサー
ジタンクへ

＜可搬型代替交流電源設備＞

第一ガスタービン発電機＜常設代替交流電源設備＞

・水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）で示す。
・電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第58 条に対する設計方針を示す章）
」で示す。

T/B
各負荷へ

ＭＯ

系統概要図

表 3.6-1 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）に関する重大事故等対処設備一覧
設備区分
設備名
主要設備
復水移送ポンプ【常設】
附属設備
―
※1
水源
復水貯蔵槽【常設】流路
復水補給水系 配管・弁【常設】残留熱除去系 配管・弁【常設】格納容器スプレイ・ヘッダ【常設】高圧炉心注水系 配管・弁【常設】
注水先

原子炉格納容器【常設】
※2

電源設備

非常用交流電源設備
非常用ディーゼル発電機（設計基準拡張）【常設】
常設代替交流電源設備
第一ガスタービン発電機【常設】軽油タンク【常設】タンクローリ（16kL）【可搬】
第一ガスタービン発電機用燃料タンク【常設】第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】可搬型代替交流電源設備
電源車【可搬】
軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
代替所内電気設備
緊急用断路器【常設】緊急用電源切替箱断路器【常設】緊急用電源切替箱接続装置【常設】AM 用動力変圧器【常設】AM 用 MCC【常設】AM 用切替盤【常設】AM 用操作盤【常設】非常用高圧母線 C 系【常設】非常用高圧母線 D 系【常設】計装設備※3
復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）【常設】
復水移送ポンプ吐出圧力【常設】ドライウェル雰囲気温度【常設】サプレッション・チェンバ気体温度【常設】格納容器内圧力（D/W）【常設】
格納容器内圧力（S/C）【常設】
サプレッション・チェンバ・プール水位【常設】※1：水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※2：単線結線図を補足資料 49-2 に示す。
電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方
針を示す章）」で示す。
※3：主要設備を用いた炉心損傷防止及び格納容器破損防止対策を成功させるために把添 3.6-7

握することが必要な原子炉施設の状態
計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方
針を示す章）」で示す。

添 3.6-8

3.6.2.1.2 主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
(1) 復水移送ポンプ
種類
：うず巻形
容量
：125m3/h/台
全揚程：85m
最高使用圧力 ：1.37MPa[gage]
最高使用温度 ：66℃
個数：2（予備 1）
取付箇所
：廃棄物処理建屋地下 3 階
原動機出力
：55kW
なお，水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」,電源設備については，「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」，計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
3.6.2.1.3 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の多様性，独立性，位置的分散
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，設計基準事故対処設備である残留熱除
去系と共通要因によって同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，表 3.6-2で示すとおり多様性，位置的分散を図った設計とする。ポンプについては，残留熱除去系ポンプ(B)，(C)と位置的分散された廃棄物処理建屋地下 3 階の復水移送ポン
プを使用する設計とする。復水移送ポンプのサポート系として，ポンプ冷却水は自滑水とすることで，残留熱除去系ポンプの冷却水と共通要因によって同時に機能喪失しない設計とし，電源については，常設代替交流電源設備（第一ガスタービン発電機），可搬型代替交流電源設備（電源車）から代替所内電気設備を経由した給電が可能な設計とすることで，残留熱除去系ポンプの電源である非常用交流電源設備（非常用ディーゼル発電機）と共通要因によって同時に機能喪失しない設計とする。水源については，残留熱除去系の水源であるサプレッション・チェンバと異なる復水貯蔵槽を使用する設計とする。操作に必要な電動弁については，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備（第一ガスタービン発電機）若しくは可搬型代替
交流電源設備（電源車）からの給電による遠隔操作を可能とすること，又はハンドルを設けて手動操作も可能とすることにより，非常用所内電気設備を経由した非常用交流電源設備（非常用ディーゼル発電機）からの給電による遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。
残留熱除去系と代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の独立性については，表 3.6-3で示すとおり地震，津波，火災，溢水により同時に故障することを防止するために独立性を確保する設計とする。
なお，ドライウェルスプレイラインにおける配管，スプレイヘッダ等の流路を構成する静的機器については，残留熱除去系(B)ドライウェルスプレイライン（残留熱除去系洗浄水弁(B)よりドライウェルスプレイヘッダにつながる配管との合流部からドライウェルスプレイヘッダまで）を除く範囲で，可能な限り分離した設計とする。また，残留熱除去系格納容器冷却ライン隔離弁(B)及び残留熱除去系格納容器冷
添 3.6-9

却流量調節弁(B)の動的機能については，残留熱除去系とは異なる電源を供給する設計とする。
サプレッション・チェンバ・プールスプレイラインにおける配管，スプレイヘッ
ダ等の流路を構成する静的機器については，残留熱除去系(B)サプレッション・チェ
ンバ・プールスプレイライン（残留熱除去系洗浄水弁(B)よりサプレッション・チェ
ンバ・プールスプレイヘッダにつながる配管との合流部からサプレッション・チェ
ンバ・プールスプレイヘッダまで）を除く範囲で，可能な限り分離した設計とする。
また，サプレッション・チェンバ・プールスプレイ注入隔離弁(B)の動的機能については，残留熱除去系とは異なる電源を供給する設計とする。
ただし，残留熱除去系格納容器冷却ライン隔離弁(B)及び残留熱除去系格納容器冷却流量調節弁(B)が故障した場合でも，自主的対策設備として残留熱除去系(C)配管を用いた格納容器スプレイを整備している。
なお，電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
表 3.6-2

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の多様性，位置的分散
設計基準事故対処設備項目

重大事故等対処設備

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）

ポンプ
水源
駆動用空気
潤滑油
冷却水

駆動電源

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）

残留熱除去系ポンプ

復水移送ポンプ

原子炉建屋地下 3 階

廃棄物処理建屋地下 3 階

サプレッション・チェンバ

復水貯蔵槽

原子炉建屋地下 3 階

廃棄物処理建屋地下 2 階

不要

不要

不要

不要

（内包油）
原子炉補機冷却水系

不要

及び原子炉補機冷却海水系（自滑水）

非常用交流電源設備

常設代替交流電源設備（非常用ディーゼル発電機）（第一ガスタービン発電機）

備（電源車）

7 号炉タービン建屋南側の荒浜側高台保管場所及屋外

び大湊側高台保管場所

原子炉建屋地上 1 階

添 3.6-10

可搬型代替交流電源設

表 3.6-3 残留熱除去系と代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の独立性
項目
設計基準事故対処設備
重大事故等対処設備
残留熱除去系(B)(C)
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）（格納容器スプレイ冷却モード）
共 地震 設計基準事故対処設備の残留熱除去系は耐震 S クラス設計とし，重大事
通故等対処設備である代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は基準地震動
要
Ss で機能維持できる設計とすることで，基準地震動 Ss が共通要因とな因り故障することのない設計とする。
故 津波 6 号及び 7 号炉の原子炉建屋は，基準津波が到達しない位置に設置する
障設計とすることで，津波が共通要因となり故障することのない設計とする。
火災 設計基準事故対処設備の残留熱除去系と，重大事故等対処設備である代
替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，火災が共通要因となり故障する
ことのない設計とする（「共-7 重大事故等対処設備の内部火災に対する防護方針について」に示す）。
溢水 設計基準事故対処設備の残留熱除去系と，重大事故等対処設備である代
替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，溢水が共通要因となり故障する
ことのない設計とする（「共-8 重大事故等対処設備の内部溢水に対する防護方針について」に示す）。

添 3.6-11

3.6.2.1.4
設置許可基準規則第 43 条への適合方針
3.6.2.1.4.1
設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の復水移送ポンプは，廃棄物処理建屋
内に設置している設備であることから，想定される重大事故等時における，廃棄物処理建屋内の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，以下の表 3.6-4 に示す設計とする。
復水移送ポンプの操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室の操作スイッチから可能な設計とする。
（49-3,49-4）
表 3.6-4想定する環境条件及び荷重条件
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・放 廃棄物処理建屋内で想定される温度，圧力，湿度及び放射線
射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による影響 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
海水を通水する系統へ 淡水だけでなく海水も使用する（常時海水を通水しなの影響い）。原子炉格納容器内へのスプレイは，可能な限り淡水源を優先し，海水通水は短期間とすることで，設備への影響を考慮する。
地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方
針」に示す）。
風（台風）・積雪
廃棄物処理建屋内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

添 3.6-12

(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）によるドライウェル内へのスプレイを実施する場合は，復水補給水系のバイパス流防止としてタービン建屋負荷遮断
弁の全閉操作を実施し，復水移送ポンプを起動する。その後，系統構成として，残留熱除去系格納容器冷却流量調節弁(B)，残留熱除去系格納容器冷却ライン
隔離弁(B)，残留熱除去系洗浄水弁(B)を開操作することでドライウェルへのス
プレイを行う。
また，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）によるサプレッション・チェン
バ内へのスプレイを実施する場合は，復水補給水系バイパス流防止としてター
ビン建屋負荷遮断弁の全閉操作を実施し，復水移送ポンプを起動する。その後，系統構成として，残留熱除去系サプレッション・チェンバ・プールスプレイ注
入隔離弁(B)，残留熱除去系洗浄水弁(B)を開操作することでサプレッション・
チェンバ内へのスプレイを行う。
復水移送ポンプの水源確保として復水補給水系常／非常用連絡 1 次止め弁と復水補給水系常／非常用連絡 2 次止め弁の開操作を実施する。
以上のことから，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の操作に必要なポン
プ及び弁を表 3.6-5 に示す。
このうちタービン建屋負荷遮断弁，残留熱除去系洗浄水弁(B)については，
中央制御室の格納容器補助盤からの遠隔操作で弁を開閉することが可能な設計とし，残留熱除去系格納容器冷却ライン隔離弁(B)，残留熱除去系格納容器
冷却流量調節弁(B)，残留熱除去系サプレッション・チェンバ・プールスプレ
イ注入隔離弁(B)は原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋内の原子炉区域外）に設置している AM 用切替盤より，配線用しゃ断器の「入」「切」操作にて電源を切り替えた後，近傍に設置している現場操作盤（AM 用操作盤）のスイッチ操作により，遠隔で弁を開閉することが可能な設計とする。復水補給水系常／非常用
連絡 1 次止め弁，復水補給水系常／非常用連絡 2 次止め弁については，廃棄物処理建屋地下 3 階（原子炉建屋内の原子炉区域外）に設置されており，設置場
所での手動操作で開閉することが可能な設計とする。
また，復水移送ポンプについては，中央制御室にある復水移送ポンプ操作ス
イッチからのスイッチ操作でポンプ 3 台のうち 2 台を起動する設計とする。
中央制御室の操作スイッチ，原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋内の原子炉区域外）AM 用操作盤の操作スイッチ及び廃棄物処理建屋地下 3 階の弁を操作するにあたり，運転員等のアクセス性，操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，それぞれの操作対象については銘板をつけることで識別可能とし，運転員の操作及び監視性を考慮して確実に操作が可能な設計とする。
（49-3,49-4）

添 3.6-13

表 3.6-5

操作対象機器

機器名称
復水移送ポンプ(A)
復水移送ポンプ(B)
復水移送ポンプ(C)

状態の変化
起動・停止
起動・停止
起動・停止

残留熱除去系格納容器冷却ラ
イン隔離弁(B)

弁閉→弁開

残留熱除去系格納容器冷却流量調節弁(B)

弁閉→弁開

残留熱除去系サプレッショ
ン・チェンバ・プールスプレイ
注入隔離弁(B)
残留熱除去系洗浄水弁(B)
タービン建屋負荷遮断弁
復水補給水系常／非常用連絡 1
次止め弁
復水補給水系常／非常用連絡 2
次止め弁

操作方法
スイッチ操作
スイッチ操作
スイッチ操作

弁閉→弁開
弁開→弁閉

操作場所
中央制御室
中央制御室
中央制御室
原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋内の原子炉区域外）
原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋内の原子炉区域外）
原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋内の原子炉
区域外）
中央制御室
中央制御室

弁閉→弁開

廃棄物処理建屋地下 3 階

手動操作

弁閉→弁開

廃棄物処理建屋地下 3 階

手動操作

弁閉→弁開

スイッチ操作

スイッチ操作

スイッチ操作
スイッチ操作
スイッチ操作(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の復水移送ポンプは，表 3.6-6 に示すように発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能試験，弁動作試験を，また，停止中に分解検査及び外観検査が可能な設計とする。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の復水移送ポンプは，発電用原子炉の停止中にケーシングカバーを取り外して，ポンプ部品（主軸，軸受，羽根車）の状態を確認する分解検査が可能な設計とする。
また，発電用原子炉の運転中又は停止中に，復水貯蔵槽を水源とし，復水移送ポンプを起動させ，サプレッション・チェンバへ送水する試験を行うテスト
ラインを設けることで，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。なお，残留熱除去系洗浄水弁(B)から原子炉格納容器までのラインについては，上記の試験に加えて，発電用原子炉の運転中又は停止中に残留熱除去系格納容器冷却ライン隔離弁(B)，残留熱除去系格納容器冷却流量調節弁(B)の弁動作試験を実施することで弁開閉動作の確認が可能な設計とする。

添 3.6-14

表 3.6-6
発電用原子炉
の状態
運転中

停止中

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の試験及び検査項目
内容
機能・性能試験
弁動作試験
機能・性能試験

運転性能，漏えいの確認
弁開閉動作の確認
運転性能，漏えいの確認

弁動作試験

弁開閉動作の確認
ポンプ部品の表面状態を，試験及び目視により確認
ポンプ外観の確認

分解検査
外観検査

運転性能の確認として，復水移送ポンプの吐出圧力，系統（ポンプ廻り）の振動，異音，異臭及び漏えいの確認が可能な設計とする。
復水移送ポンプを構成する部品の表面状態の確認として，浸透探傷試験により性能に影響を及ぼす指示模様がないこと，目視により性能に影響を及ぼすおそれのある傷，割れ等がないことの確認が可能な設計とする。
復水移送ポンプの外観検査として，傷や漏えい跡の確認が可能な設計とする。
（49-5）(4) 切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，復水移送ポンプを通常時に使用する系統である復水補給水系から重大事故等時に対処するために系統構成を切り替えて使用する。
ドライウェル内へのスプレイの切替え操作としては，復水移送ポンプの起動操作，復水補給水系バイパス流防止としてタービン建屋負荷遮断弁の全閉操作，
ドライウェル内へスプレイするために残留熱除去系洗浄水弁(B)の全開操作，残留熱除去系格納容器冷却ライン隔離弁(B)の全開操作，残留熱除去系格納容器冷却流量調節弁(B)の全開操作を行う。
サプレッション・チェンバ内へのスプレイの切替え操作としては，復水移送ポンプの起動操作，復水補給水系バイパス流防止としてタービン建屋負荷遮断
弁の全閉操作，サプレッション・チェンバ内へスプレイするために残留熱除去系洗浄水弁(B)の全開操作，残留熱除去系サプレッション・チェンバ・プール
添 3.6-15

スプレイ注入隔離弁(B)の全開操作を行う。
切替え操作対象機器については，表 3.6-5 に示す。
なお，復水貯蔵槽から復水移送ポンプに移送するライン（復水移送ポンプ吸込ライン）は，復水貯蔵槽の中部（常用ライン），下部（非常用ライン）の 2
通りがある。通常運転時は中部（常用ライン）を使用しているため，長期運転を見込み，復水貯蔵槽を水源として確保するため，復水補給水系常／非常用連
絡 1 次止め弁，復水補給水系常／非常用連絡 2 次止め弁の開操作を行い，復水移送ポンプ吸込ラインを下部（非常用ライン）に切り替える。ただし，復水移送ポンプ起動当初は復水貯蔵槽水位は確保されているため，本切替え操作は代
替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器内へのスプレイが開始された後に実施する。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）である復水移送ポンプの起動及び系統の切替えに必要な弁については，中央制御室及び原子炉建屋地上 3 階（原子炉
建屋内の原子炉区域外）から遠隔操作可能な設計とすることで，図 3.6-2 で示
すタイムチャートのとおり速やかに切り替えることが可能である。
系統の切替えに必要な弁のうちタービン建屋負荷遮断弁，残留熱除去系洗浄
水弁(B)については，中央制御室から遠隔で弁を開閉することが可能な設計とする。
系統の切替えに必要な弁のうち，残留熱除去系格納容器冷却ライン隔離弁(B)については，原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋内の原子炉区域外）に設置している AM 用切替盤より，配線用しゃ断器の「入」「切」操作にて電源を切り替えた後，近傍に設置している AM 用操作盤のスイッチ操作により，遠隔で弁を開閉することが可能な設計とする。
また，復水補給水系常／非常用連絡１次止め弁，復水補給水系常／非常用連
絡 2 次止め弁は手動弁として廃棄物処理建屋地下 3 階に設置されており，現場の手動操作で開操作を行う。この操作は，長期運転を見込んだ復水貯蔵槽水源確保のために実施する操作であり，原子炉格納容器内へのスプレイ開始後に実施することで，図 3.6-2 で示すタイムチャートのとおり速やかに切り替えることが可能である。
また，代替格納容器スプレイ冷却のバイパス流を防止するため，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の主流路からの分岐部については，主流路から最も近い弁（第一止め弁）で閉止する運用とする。事故時の対応に支障を来たす等の理由から第一止め弁が閉止できないライン（非常用炉心冷却系ポンプ封水ライン等）についても，代替格納容器スプレイ冷却のバイパス流を防止するため，
第一止め弁以降の弁で閉止されたバウンダリ構成とし，このバウンダリ範囲においては，適切な地震荷重との組合せを考慮した上でバウンダリ機能が喪失しない設計とする。
（49-4）

添 3.6-16経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

25分

要員（数）

40

50

60

70

80

備考

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器内へのスプレイ

通信連絡設備準備，電源確認
バイ パス流防止処置，ポン プ 起動

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による
原子炉格納容器内へのスプレイ

中央制御室運転員 A，B

系統構成
スプ レイ 開始

現場運転員 C，D

図 3.6-22

移動，ＣＳＰ水源確保

2

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器内へのスプレ
イ タイムチャート＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての 1.6 で示すタイムチャート(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，通常時は残留熱除去系洗浄水弁(B)を閉止することで隔離する系統構成としており，取合系統である残留熱除去系に対して悪影響を及ぼさない設計とする。隔離弁については表 3.6-7 に示す。
また，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）を用いる場合は，弁操作によって，通常時の系統構成から重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，格納容器下部注水系と同時に使用する可能性があるため，各々の必要流量が確保可能な設計とする。各々の必要流量とは，格納容器下部注水を行う場合において，原子炉圧力容器の破損前は格納容器下部注水系 90m3/h，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）70m3/h であり，原子炉圧力容器の破損後は，格納容器下部注水系は崩壊熱相当の注水量（最大 50m3/h），代替格納容器スプレイ冷却系（常設）130m3/h であり，これらの必要流量を確保可能な設計とする。
（49-3,49-4）

取合系統
残留熱除去系

表 3.6-7 他系統との隔離弁
系統隔離弁
駆動方式
残留熱除去系洗浄水弁(B) 電動駆動

添 3.6-17動作
通常時閉
電源喪失時閉(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設
置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の系統構成に操作が必要な機器の設置
場所，操作場所を表 3.6-8 に示す。このうち，中央制御室で操作する復水移送
ポンプ，残留熱除去系洗浄水弁(B)，タービン建屋負荷遮断弁は，操作位置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。原子炉建屋地上 3階で操作する残留熱除去系格納容器冷却ライン隔離弁(B)，残留熱除去系格納
容器冷却流量調節弁(B)，残留熱除去系サプレッション・チェンバ・プールス
プレイ注入隔離弁(B)は，原子炉建屋内の原子炉区域外に AM 用切替盤，AM 用操作盤が設置されており，操作位置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。復水補給水系常／非常用連絡 1 次止め弁，復水補給水系常／非常用連絡 2 次止め弁は，廃棄物処理建屋地下 3 階での操作となり，原子炉建屋外であるため，操作位置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。これらの操作が可能な配置設計とする。
（49-3）
表 3.6-8

操作対象機器設置場所

機器名称
復水移送ポンプ(A)
復水移送ポンプ(B)
復水移送ポンプ(C)

設置場所
廃棄物処理建屋地下 3 階
廃棄物処理建屋地下 3 階
廃棄物処理建屋地下 3 階

残留熱除去系格納容器冷却ライン隔離弁(B)

原子炉建屋地上 1 階

残留熱除去系格納容器冷却流量調節弁(B)

原子炉建屋地上 1 階

残留熱除去系サプレッション・チェンバ・プールス
プレイ注入隔離弁(B)
残留熱除去系洗浄水弁(B)
タービン建屋負荷遮断弁
復水補給水系常／非常用
連絡 1 次止め弁
復水補給水系常／非常用
連絡 2 次止め弁

原子炉建屋地下 1 階

操作場所
中央制御室
中央制御室
中央制御室
原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋内の原子炉区域外）
原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋内の原子炉区域外）
原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋内の原子炉区域外）
中央制御室

原子炉建屋地上 1 階
タービン建屋地下中 2 階（6 号炉）
中央制御室
廃棄物処理建屋地下 3 階(7 号炉)
廃棄物処理建屋
廃棄物処理建屋地下 3 階
地下 3 階
廃棄物処理建屋
廃棄物処理建屋地下 3 階
地下 3 階添 3.6-18

3.6.2.1.4.2
設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 2 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.2

容量等」に示す。

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の復水移送ポンプは，設計基準対象施設の復水補給水系と兼用しており，設計基準対象施設としての復水移送ポンプ
2 台におけるポンプ流量が，想定される重大事故等時において，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するために必要なスプレイ流量に対して十分であるため，設計基準対象施設と同仕様で設計する。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の復水移送ポンプは，設計基準事故対
処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要なスプレイ流量を有する設計とする。また，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために必要なスプレイ流量を有する設計とする。
スプレイ流量としては，炉心の著しい損傷の防止の事故シーケンスのうち，高圧・低圧注水機能喪失，崩壊熱除去機能喪失，LOCA 時注水機能喪失及び格納容器破損防止の事故シーケンスのうち，雰囲気圧力・温度による静的負荷（格
納容器過圧・過温破損）において，有効性が確認されている原子炉格納容器内へのスプレイ流量が 140m3/h であることから，復水移送ポンプ 1 台あたり 70m3/h
以上をスプレイ可能な設計とし，2 台使用する設計とする。
原子炉格納容器内にスプレイする場合の復水移送ポンプは，原子炉格納容器
内にスプレイする場合の水源（復水貯蔵槽）と注水先（原子炉格納容器）の圧
力差，静水頭，機器圧損，配管及び弁類圧損を考慮し，復水移送ポンプ 2 台運
転でスプレイ流量 140m3/h 達成可能な揚程で設計する。
（49-6）(2) 共用の禁止（設置許可基準規則第 43 条第 2 項二）(ⅰ) 要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の復水移送ポンプは，二以上の発電用
添 3.6-19

原子炉施設において共用しない設計とする。

(3) 設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 2 項三）(ⅰ) 要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止」に示す。

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系に対し，多様性，位置的分散を図る設計としている。これらの詳細については，3.6.2.1.3 項に記載のとおりである。
（49-2,49-3,49-4）

添 3.6-20

3.6.2.2 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）
3.6.2.2.1 設備概要
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）の有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合に，この機能を代替し，炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉格納容器
内の圧力及び温度を低下させることを目的として使用する。また，代替格納容器ス
プレイ冷却系（可搬型）は，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させること及び逃がし安全弁の環境条件を緩和するため，原子炉格納容
器内の温度を低下させることを目的として使用する。
本系統は，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），電源設備（非常用交流電源設備，常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，代替所内電気設備），水源である代替淡水源（淡水貯水池及び防火水槽），燃料補給設備である軽油タンク，タンクロー
リ（4kL），流路である復水補給水系，残留熱除去系の配管及び弁，ホース，格納容器スプレイ・ヘッダ並びにスプレイ先である原子炉格納容器等から構成される。
重大事故等時においては，代替淡水源（淡水貯水池及び防火水槽）を水源として可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）でスプレイすることにより原子炉格納容器内を冷却する機能を有する。
本系統に関する重大事故等対処設備を表 3.6-9 に，本系統全体の概要図を図 3.6-3に示す。
本系統は，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）により，代替淡水源（淡水貯水池及び防火水槽）の水を残留熱除去系配管等を経由して原子炉格納容器へスプレイする
ことで原子炉格納容器内を冷却できる設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，ディーゼルエンジンにより駆動できる設計とし，燃料は燃料補給設備である軽油タンク及びタンクローリ（4kL）により補給できる設計とする。
本系統の操作に当たっては，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）に付属の操作スイッチにより，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を起動し運転を行う。
なお，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を使用する際に接続する外部接続口は，共通の要因によって接続することができなくなることを防止するために，位置的分散を図った建屋の複数の異なる面に設置する設計とする。
本系統の流路のうち，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の主流路への合流以降は，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）と同様の流路で構成し，復水補給水系，
残留熱除去系の配管，弁，格納容器スプレイ・ヘッダを経由して原子炉格納容器内
へスプレイする。代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の主流路への合流以降については，「3.4.2.1 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）」で示す。

添 3.6-21

図 3.6-3

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）系統概要図

添 3.6-22

ＭＯ

CSP大容量接続口

ＭＯ

残留熱除去系
熱交換器（A）

MUWC接続口（北）

残留熱除去系ポンプ（A）※１

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）

防火水槽
または
淡水貯水池

破線はホースを示す。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）【重大事故等対処設備】

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）【重大事故等対処設備】

大容量送水車(海水取水用)

海水

凡例：

ＭＯ

残留熱除去系
熱交換器（C）

残留熱除去系ポンプ（C）

ＭＯ

ＭＯ

※１

W/W

D/W
W/W
残留熱除去系
ポンプ（B）RPV

RPV

復水移送ポンプMUWC可搬式接続口※２ （東）

復水
貯蔵槽

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

残留熱除去系
熱交換器（B）

ＭＯ

ＭＯ

※２

各負荷へ

各負荷へ

ＭＯ

使用済燃料
プール
スキマサー
ジタンクへ
MUWC接続口
（南）

ＭＯ

電源車

＜可搬型代替交流電源設備＞

第一ガスタービン発電機＜常設代替交流電源設備＞

・水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）で示す。
・電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）
」で示す。

T/B
各負荷へ

ＭＯ

表 3.6-9 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）に関する重大事故等対処設備一覧
設備区分
設備名
主要設備
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）【可搬】
附属設備
―
※1
水源
防火水槽【常設】
淡水貯水池【常設】流路
復水補給水系 配管・弁【常設】残留熱除去系 配管・弁【常設】格納容器スプレイ・ヘッダ【常設】ホース・接続口【可搬】
注水先
原子炉格納容器【常設】非常用交流電源設備
非常用ディーゼル発電機（設計基準拡張）【常設】
常設代替交流電源設備
第一ガスタービン発電機【常設】軽油タンク【常設】タンクローリ（16kL）【可搬】
第一ガスタービン発電機用燃料タンク【常設】第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】可搬型代替交流電源設備
電源車【可搬】
軽油タンク【常設】※2
電源設備
タンクローリ（4kL）【可搬】(燃料補給設備 代替所内電気設備を含む)
緊急用断路器【常設】緊急用電源切替箱断路器【常設】緊急用電源切替箱接続装置【常設】AM 用動力変圧器【常設】AM 用 MCC【常設】AM 用切替盤【常設】AM 用操作盤【常設】非常用高圧母線 C 系【常設】非常用高圧母線 D 系【常設】燃料補給設備軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
計装設備―※1：水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※2：単線結線図を補足説明資料 49-2 に示す。
電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

添 3.6-23

3.6.2.2.2 主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
(1) 可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（6 号及び 7 号炉共用）
種類
：うず巻形
容量
：120m3/h/台
吐出圧力：0.85MPa[gage]
最高使用圧力：2.0MPa[gage]
最高使用温度：60℃
個数：16（予備 1）
設置場所
：屋外
保管場所
：荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所並びに
5 号炉東側第二保管場所
原動機出力：100kW
なお，水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」，電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

3.6.2.2.3 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の多様性，独立性，位置的分散
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）である可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，共通要因によって，設計基準事故対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設重大事故等対処設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，表 3.6-10 で示すとおり，残留熱除去系ポンプ(B),(C)及び代替格納容器スプレ
イ冷却系（常設）である復水移送ポンプと位置的分散を図り，水源及び駆動源についても，多様性を有する設計とする。
また，残留熱除去系に対する代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の独立性については，表 3.6-11 で示すとおり地震，津波，火災，溢水により同時に故障することを防止するために独立性を有する設計とする。
さらに，故障の影響を考慮し，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の可搬型
代替注水ポンプ（A-2 級）は，予備を有する設計とする。

添 3.6-24

表 3.6-10

多様性，位置的分散

設計基準事故対処設備項目

重大事故等対処設備

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）

残留熱除去系ポンプ(B),(C)

復水移送ポンプ

可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)

原子炉建屋地下 3 階

廃棄物処理建屋地下 3 階

屋外

サプレッション・チェンバ

復水貯蔵槽

代替淡水源（淡水貯水池及び防火水槽）

原子炉建屋地下 3 階

廃棄物処理建屋地下 2 階

屋外

駆動用
空気

不要

不要

不要

潤滑油

不要（内包油）

不要

不要

冷却水

原子炉補機冷却系(及び原子炉補機冷却海水系)

不要(自滑水)

不要

ポンプ

水源

非常用交流電源設備（非常用ディーゼル発電機）
駆動電
源
原子炉建屋
地上 1 階

常設代替交
流電源設備
（第一ガス
タービン発
電機）
7 号炉タービ
ン建屋南側
の屋外

項目
共 地震
通
要
因
故
津波
障
火災

溢水

可搬型代替交流電源設備（電源車）―
荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所

表 3.6-11 設計基準事故対処設備との独立性
設計基準事故対処設備
重大事故等対処設備
残留熱除去系(B)(C)
代替格納容器スプレイ冷却系（格納容器スプレイ冷却モード） （可搬型）
設計基準事故対処設備の残留熱除去系は耐震 S クラス設計とし，重大事故等対処設備である代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は
基準地震動 Ss で機能維持できる設計とすることで，基準地震動 Ss
が共通要因となり故障することのない設計とする。
6 号及び 7 号炉の原子炉建屋は，基準津波が到達しない位置に設置する設計とすることで，津波が共通要因となり故障することのない設計とする。
設計基準事故対処設備の残留熱除去系と，重大事故等対処設備である代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，火災が共通要因となり同時に故障することのない設計とする（「共-7 重大事故等対処
設備の内部火災に対する防護方針について」に示す）。
設計基準事故対処設備の残留熱除去系と，重大事故等対処設備である代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，溢水が共通要因となり同時に故障することのない設計とする（「共-8 重大事故等対処
設備の内部溢水に対する防護方針について」に示す）。

添 3.6-25

3.6.2.2.4 設置許可基準規則第 43 条への適合方針
3.6.2.2.4.1 設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，
屋外の荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所並びに 5 号炉東側第二保管場所に保管し，重大事故等時に原子炉建屋の接続口付近の屋外に設置する設備であることから，想定される重大事故等時における，屋外の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，以下の表 3.6-12に示す設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の操作は，付属の操作スイッチにより，想定される重大事故等時において設置場所から操作可能な設計とする。風（台風）による荷重については，転倒しないことの確認を行っているが，詳細評価により転倒する結果となった場合は，転倒防止措置を講じる。積雪の影響について
は，適切に除雪する運用とする。
また，降水及び凍結により機能を損なうことのないよう，防水対策が取られた可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を使用し，凍結のおそれがある場合は暖気運
転を行い凍結対策とする。
（49-4,49-7,49-8）
表 3.6-12

想定する環境条件及び荷重条件
環境条件等
対応
温 度 ・ 圧 力 ・ 湿 屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐え度・放射線られる性能を確認した機器を使用する。
屋 外 の 天 候 に よ 降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対策及る影響
び凍結対策を行える設計とする。
海 水 を 通 水 す る 淡水だけでなく海水も使用する（常時海水を通水しない）。原
系統への影響子炉格納容器内へのスプレイは，可能な限り淡水源を優先し，海水通水は短期間とすることで，設備への影響を考慮する。
地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認し，治具や輪留め等により転倒防止対策を行う。
風（台風）・積雪 屋外で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないことを評価により確認する。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

添 3.6-26

(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものである
こと。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）によるドライウェル内へのスプレイを実施する場合は，復水補給水系バイパス流防止としてタービン建屋負荷遮断
弁の全閉操作又は，復水補給水系原子炉建屋復水積算流量計バイパス弁の全閉操作を実施し，ドライウェル内へスプレイするために残留熱除去系洗浄水弁(B)の全開操作，残留熱除去系格納容器冷却ライン隔離弁(B)の全開操作，残留熱除去系格納容器冷却流量調節弁(B)の全開操作を実施した後，可搬型代替注水ポン
プ（A-2 級）の配備及びホース接続を行い，送水準備が完了した後，可搬型代替
注水ポンプ（A-2 級）を起動することで原子炉格納容器内へのスプレイを行う。
また，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）によるサプレッション・チェ
ンバ内へのスプレイを実施する場合は，復水補給水系バイパス流防止としてタービン建屋負荷遮断弁の全閉操作又は復水補給水系原子炉建屋復水積算流量計
バイパス弁の全閉操作を行い，サプレッション・チェンバ内へスプレイするために残留熱除去系洗浄水弁(B)の全開操作，残留熱除去系サプレッション・チェ
ンバ・プールスプレイ注入隔離弁(B)の全開操作を行った後，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の配備及びホース接続を行い，送水準備が完了した後，可搬型代
替注水ポンプ（A-2 級）を起動することで原子炉格納容器内へのスプレイを行う。
以上のことから，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の操作に必要なポン
プ，弁及びホースを表 3.6-13 に示す。
このうち MUWC 接続口外側隔離弁 1(A)，2(A)及び MUWC 接続口外側隔離弁 1(B)，
2(B)，MUWC 可搬式接続口隔離弁 1 については，接続口が設置されている屋外の場所から手動操作で弁を開閉することが可能な設計とする。MUWC 可搬式接続口
隔離弁 2 及び MUWC 可搬式接続口隔離弁 3 については，原子炉建屋内の接続口が設置されている場所で手動操作で弁を開閉することが可能な設計とする。MUWC
接続口内側隔離弁(B)については，弁は原子炉建屋内の原子炉区域外に設置されているが，遠隔手動弁操作設備により屋外から手動操作で開閉することが可能な設計とする。MUWC 接続口内側隔離弁(A)については，弁は原子炉建屋原子炉区域に設置されているが，遠隔手動弁操作設備により原子炉建屋内の原子炉区域
外から手動操作で開閉することが可能な設計とする。復水補給水系原子炉建屋
復水積算流量計バイパス弁については，原子炉建屋原子炉区域に設置されているが，原子炉建屋原子炉区域の環境条件（被ばく影響等）を考慮の上，手動操
作で弁を開閉することが可能な設計とする。
また，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）については，付属の操作スイッチからのスイッチ操作で起動する設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の付属の操作スイッチ及び操作に必要な弁を
添 3.6-27

操作するにあたり，運転員のアクセス性，操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，それぞれの操作対象については銘板をつけることで識別可能とし，運転員の操作・監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，接続口まで屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。
ホースの接続作業に当たっては，特殊な工具，及び技量は必要とせず，簡便な結合金具による接続並びに一般的な工具を使用することにより，確実に接続が可能な設計とする。
（49-4,49-7,49-8,49-9）

機器名称
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）MUWC 接続口外側隔離弁 1(A)MUWC 接続口外側隔離弁 2(A)MUWC 接続口外側隔離弁 1(B)
MUWC 接続口外側隔離弁 2(B)
MUWC 可搬式接続口隔離弁 1
MUWC 可搬式接続口隔離弁 2
MUWC 可搬式接続口隔離弁 3
MUWC 接続口内側隔離弁(B)
MUWC 接続口内側隔離弁(A)
復水補給水系原子炉建屋復
水積算計バイパス弁
ホース

表 3.6-13 操作対象機器
状態の変化
操作場所

操作方法

起動・停止 屋外設置位置

スイッチ操作

弁閉→弁開
弁閉→弁開
弁閉→弁開
弁閉→弁開
弁閉→弁開
弁閉→弁開
弁閉→弁開
弁閉→弁開
弁閉→弁開

屋外接続口位置
屋外接続口位置
屋外接続口位置
屋外接続口位置
屋外接続口位置
屋内接続口位置
屋内接続口位置
原子炉建屋地上 1 階
原子炉建屋地上 2 階

手動操作
手動操作
手動操作
手動操作
手動操作
手動操作
手動操作
手動操作
手動操作

弁開→弁閉 原子炉建屋地下 2 階

手動操作

ホース接続 屋外又は原子炉建屋内

人力接続(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，
表 3.6-14 に示すように発電用原子炉の運転中又は停止中に独立して機能・性能試験，弁動作試験，分解検査，外観検査が可能な設計とする。
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に分解又は取替え，車両として運転状態の確
添 3.6-28

認及び外観の確認が可能な設計とする。
また，発電用原子炉の運転中又は停止中に，淡水貯水池を水源とし，可搬型
代替注水ポンプ（A-2 級），仮設流量計，ホースの系統構成で淡水貯水池へ送水する試験を行うテストラインを設けることで，他系統と独立した試験系統で代
替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な系統設計とする。なお，接続口から復水補給水系主配管までのラインについては，上記の試験に加えて，発電用原子炉の運転中又は停止中に各接続口の弁動作試験を実施することで弁開閉動作の確認が可能な設計とする。

表 3.6-14 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の試験及び検査
発電用原子炉の状態
項目
内容
運転中又は停止中
機能・性能試験 可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の運転性能（吐出圧力，流量）の確認，漏えいの確認
弁動作試験
弁開閉動作の確認
分解検査

外観検査
車両検査

ポンプを分解し，部品の表面状態を，試験及び目視により確認
又は必要に応じて取替えポンプ及びホース外観の確認
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の車両としての運転状態の確認

運転性能の確認として，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の吐出圧力，流量の確認を行うことが可能な設計とする。
ホースの外観検査として，機能・性能に影響を及ぼすおそれのある亀裂，腐食等がないことの確認を行うことが可能な設計とする。
（49-5）(4) 切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，本来の用途以外の用途には使用しない。
なお，通常時に使用する系統である復水補給水系から重大事故等時に対処す

添 3.6-29

るために代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）に系統構成を切り替える場合，切替え操作としては，各接続口の弁開閉操作，ホース敷設及び接続作業，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の移動，設置，起動操作を行うことになる。
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）である可搬型代替注水ポンプ（A-2級）の移動，設置，起動操作，及び系統の切替えに必要な弁操作については，
図 3.6-4,5 で示すタイムチャートのとおり速やかに切り替えることが可能である。
（49-4）
経過時間（分）

10
手順の項目

20

30

40

50

60

70

要員（数）

可搬型代替注水ポンプ
による送水

80

100

110

120

130
125分 ※1

備考

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所～荒浜高台保管場所移動 ※2
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）3台の健全性確認
可搬型代替注水ポンプ（A-2級)3台移動～配置
送水準備

3※1

緊急時対策要員90

防火水槽を水源とした可搬型代替注水ポンプによる送水[防火水槽を水源とした場合]

送水※1 5号炉東側第二保管場所の可搬型代替注水ポンプ（A-2級）を使用した場合は，緊急時対策要員2名で105分以内で可能である。
※2 5号炉東側第二保管場所への移動は，10分と想定する。

図 3.6-4

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプ
レイ タイムチャート（1/2）＊
経過時間（分）

10
手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

90

100

110

120

200

210

220

230

240

250

260

270

280

290

300

310

320

330

340

350

備考

要員（数）
淡水貯水池を水源とした可搬型代替注水ポンプによる送水 330分 ※1

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所～荒浜側高台保管場所移動
可搬型代替注水ポンプの健全性確認
緊急時対策要員6名で対応する。

可搬型代替注水ポンプ2台移動～配置
送水準備

屋外～5号炉東側第二保管場所移動

可搬型代替注水ポンプによる送水

可搬型代替注水ポンプの健全性確認[淡水貯水池を水源とした場合（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない
場合）]

緊急時対策要員 6 ※1

可搬型代替注水ポンプ2台移動～配置

緊急時対策要員6名のうち4名で
対応する。

送水準備
送水

送水準備
緊急時対策要員6名のうち2名で
対応する。

※1

緊急時対策要員6名で2ユニット分を対応した場合，6号炉への送水開始まで約330分，7号炉への送水開始まで約345分で可能である。
緊急時対策要員10名で2ユニット分を対応した場合，6号炉及び7号炉への送水開始まで約225分で可能である。

図 3.6-5

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内へのスプ
レイ タイムチャート（2/2）＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての 1.6 で示すタイムチャート(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，
通常時は接続先の系統と分離して保管することで，他の設備に悪影響を及ぼさない運用とする。放射性物質を含む系統と含まない系統を区分するため，接続口は，全閉隔離する設計とする。
また，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）を用いる場合は，弁操作によって，通常時の系統構成から重大事故等対処設備としての系統構成とすること
添 3.6-30

で，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，治具や輪留めによる固定等をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，飛散物となって他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
なお,代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，低圧代替注水系（可搬型）と同時に使用する可能性があるため，各々の必要流量が確保可能な設計とする。
各々の必要流量とは，原子炉停止後約 9 時間後に低圧代替注水系（可搬型）による注水を行う場合に 40m3/h，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）によるスプレイを行う場合に 80m3/h であり，これらの必要流量を確保可能な設計とする。
（49-4,49-5）(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置
場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の系統構成に操作が必要な機器の設
置場所，操作場所を表 3.6-15 に示す。このうち，屋外で操作する可搬型代替注
水ポンプ（A-2 級），MUWC 接続口外側隔離弁 1(A)，2(A)及び MUWC 接続口外側隔
離弁 1(B)，2(B)，MUWC 可搬式接続口隔離弁 1，MUWC 接続口内側隔離弁(B)，ホースは，屋外にあるため操作位置及び作業位置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。MUWC 接続口内側隔離弁(A)については，原子炉建屋地上 2 階（原子炉建屋内の原子炉区域外）に設置されていることから，操作
位置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。
なお，原子炉建屋内にホースを設置する場合は，放射線量を確認して，適切な放射線対策に基づき作業安全確保を確認した上で作業を実施する。
（49-7）

添 3.6-31

表 3.6-15

操作対象機器設置場所
機器名称
設置場所
操作場所
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級） 屋外設置位置
屋外設置位置MUWC 接続口外側隔離弁 1(A)
屋外接続口位置
屋外接続口位置MUWC 接続口外側隔離弁 2(A)
屋外接続口位置
屋外接続口位置MUWC 接続口外側隔離弁 1(B)
屋外接続口位置
屋外接続口位置MUWC 接続口外側隔離弁 2(B)
屋外接続口位置
屋外接続口位置MUWC 可搬式接続口隔離弁 1
屋外接続口位置
屋外接続口位置MUWC 可搬式接続口隔離弁 2
屋内接続口位置
屋内接続口位置MUWC 可搬式接続口隔離弁 3
屋内接続口位置
屋内接続口位置MUWC 接続口内側隔離弁(B)
原子炉建屋地上 1 階
原子炉建屋地上 1 階
MUWC 接続口内側隔離弁(A)原子炉建屋地上 2 階
原子炉建屋地上 2 階
復水補給水系原子炉建屋復水積
原子炉建屋地下 2 階
原子炉建屋地下 2 階
算計バイパス弁ホース
屋外又は原子炉建屋内 屋外又は原子炉建屋内

添 3.6-32

3.6.2.2.4.2 設置許可基準規則第 43 条第 3 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 3 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量に加え，十分に余裕のある容量を有するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，
設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要なスプレイ流量を有する設計とする。また，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉格
納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために必要なス
プレイ流量を有する設計とする。
スプレイ流量としては，炉心の著しい損傷の防止の事故シーケンスのうち，全交流動力電源喪失（外部電源喪失＋DG 喪失）＋SRV 再閉失敗において，有効性が確認されている 80m3/h でスプレイ可能な設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の容量については，原子炉停止後約 9 時間後の崩壊熱除去に必要なスプレイ流量として 80m3/h 以上とする。原子炉格納容器
内へスプレイする場合の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の揚程は，原子炉格納容器内へスプレイする場合の水源（淡水貯水池）と注水先（原子炉格納容器）の圧力差，静水頭，機器圧損，配管，ホース及び弁類圧損を考慮し，可搬型代
替注水ポンプ（A-2 級）を直列 3 台運転でスプレイ流量 80m3/h 達成可能な設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，重大事故時において，代替格納容器ス
プレイ冷却に必要な流量を確保できる容量を有するものを 1 セット 4 台使用する。保有数は 1 プラントあたり 2 セット 8 台で 6 号及び 7 号炉共用で 4 セット
16 台と，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 台（共用）の合計 17 台を分散して保管する。
（49-6）(2) 確実な接続（設置許可基準規則第 43 条第 3 項二）(ⅰ) 要求事項
常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。）と接続するものにあっては，当該常設設備と容易かつ確実に接続することができ，かつ，二以上の系統又は発電用原子炉施設が相互に使用することができるよう，接続部の規格の統一その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
添 3.6-33

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）である可搬型代替注水ポンプ（A-2級）の接続箇所は，低圧代替注水系（可搬型）,格納容器下部注水系（可搬型）,
燃料プール代替注水系及び復水貯蔵槽への水の供給にも使用することができる
よう，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）から来るホースと接続口について，簡便な接続方式である結合金具にすることに加え，接続口の口径を 75A 又は 65A に統一し，75A/65A の接続治具を配備しておくことで確実に接続ができる設計とする。また，6 号及び 7 号炉が相互に使用することができるよう，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）から来るホースと接続口について，ホースと接続口を簡便な接続方式である結合金具にすることに加え，接続口の口径を 75A 又は 65A に統一
し，75A/65A の接続治具を配備しておくことで確実に接続ができる設計とする。
（49-7）(3) 複数の接続口（設置許可基準規則第 43 条第 3 項三）(ⅰ) 要求事項
常設設備と接続するものにあっては，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外か
ら水又は電力を供給するものに限る。）の接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設けるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）である可搬型代替注水ポンプ（A-2級）の接続箇所である接続口は，重大事故等時の環境条件，自然現象，外部人
為事象，溢水及び火災の影響により接続できなくなることを防止するため，接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設ける設計とする。
6 号炉については，接続口から復水補給水系配管まで鋼製配管でつながる「接続口（屋内本設）」を原子炉建屋南側に 1 箇所，原子炉建屋東側に 1 箇所設置し，接続口から復水補給水系配管まで建屋内にホースを敷設してつながる「接続口（屋内ホース）」を原子炉建屋内東側に 1 箇所設置し,合計 3 箇所設置すること
で共通要因によって接続できなくなることを防止する設計とする。
7 号炉については，接続口から復水補給水系配管まで鋼製配管でつながる「接続口（屋内本設）」を原子炉建屋南側に 1 箇所，原子炉建屋北側に 1 箇所設置し，接続口から復水補給水系配管まで建屋内にホースを敷設してつながる「接続口（屋内ホース）」を原子炉建屋内東側に 1 箇所設置し,合計 3 箇所設置すること
で共通要因によって接続できなくなることを防止する設計とする。
（49-7）(4) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項四）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において可搬型重大事故等対処設備を設置場所に据え付け，及び常設設備と接続することができるよう，放射線量が
添 3.6-34高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）である可搬型代替注水ポンプ（A-2級）は，炉心損傷後の格納容器ベントを実施していない状況で屋外で使用する設備であり，想定される重大事故等が発生した場合における放射線を考慮しても作業への影響はないと想定しているが，仮に線量が高い場合は線源からの離隔距離をとること，線量を測定し線量が低い位置に配置することにより，これら設備の設置及び常設設備との接続が可能である。また，現場での接続作業に当たっては，簡便な結合金具による接続方式により，確実に速やかに接続が可能である。
（49-7）(5) 保管場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項五）(ⅰ) 要求事項
地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロ
リズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管すること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）である可搬型代替注水ポンプ（A-2級）は，地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮し，残留熱除去系ポンプ，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）である復水移送ポンプと位置的分散を図り，発電所敷地内の高台の荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所並びに 5 号炉東側第二保管場所に分散して保管する。
（49-8）(6) アクセスルートの確保（許可基準規則第 43 条第 3 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，工場等内の道路及び通路が確保できるよう，適切な措置を講じたものであること。

添 3.6-35

(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）である可搬型代替注水ポンプ（A-2級）は，通常時は高台の荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所並びに 5号炉東側第二保管場所に分散して保管しており，想定される重大事故等が発生した場合においても，保管場所から接続場所までの運搬経路について，設備の運搬及び移動に支障をきたすことのないよう，迂回路も考慮して複数のアクセ
スルートを確保する。（『可搬型重大事故等対処設備保管場所及びアクセスルー
トについて』参照）（49-9）(7) 設計基準事故対処設備及び常設重大事故防止設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 3 項七）(ⅰ) 要求事項
重大事故防止設備のうち可搬型のものは，共通要因によって，設計基準事故
対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設
重大事故防止設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，共通要因によって，設計基準事
故対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設重大事故等対処設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，設計基準事故対処
設備の残留熱除去系と常設重大事故等対処設備の代替格納容器スプレイ冷却系（常設）に対し，多様性，位置的分散を図る設計としている。これらの詳細については，3.6.2.2.3 項に記載のとおりである。
（49-3,49-4,49-7,49-8）

添 3.6-36

3.6.33.6.3.1

重大事故等対処設備（設計基準拡張）
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）

3.6.3.1.1 設備概要
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）は，熱交換器 2 基，電動機駆動ポンプ 2 台，配管，弁類，ストレーナ，格納容器スプレイ・ヘッダ及び計測制御装置からなり，冷却材喪失事故後に，サプレッション・チェンバのプール水をドライウ
ェル内及びサプレッション・チェンバ内にスプレイする。
ドライウェル内にスプレイされた水は，ベント管を通って，サプレッション・チ
ェンバ内に戻り，サプレッション・チェンバ内にスプレイされた水とともに残留熱除去系の熱交換器で冷却された後，再びスプレイされる。
本系統は，独立した 2 系統で構成し，低圧注水系と連携して，1 系統で給水配管破断による冷却材流出のエネルギ，崩壊熱及び燃料の過熱にともなう燃料被覆管の重大な損傷を防止し，ジルコニウム－水との反応による発生熱を除去し，原子炉格
納容器内圧力及び温度が異常上昇することを緩和する。
冷却材喪失事故時には，残留熱除去系は低圧注水モードとして自動起動し，次に遠隔手動操作により，電動弁を切り替えることによって格納容器スプレイ冷却モー
ドとして機能するような設計としている。
本系統の系統概要図を図 3.6-6 に，重大事故等対処設備（設計基準拡張）一覧を
表 3.6-16 に示す。
本系統は設計基準対象施設であるが，想定される重大事故等時においてその機能を期待するため，重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置付ける。
また，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）は，非常用交流電源設備からの給電に加えて，代替交流電源設備からの給電により復旧し，重大事故等時に使用できる設計とする。

添 3.6-37

・水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方
針を示す章）で示す。
・電源設備については「3.14 電源設備
（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・計装設備については「3.15 計装設備
（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

スキマサージ
タンクから

MO

使用済燃料
プールへ
ドライウェルMO

原子炉格納容器

MO

MO

MO

MO

NO

NO

原
子
炉
圧
力
容
器

MO

MO

MO

MO
MO

MO

AO
給水系から
MO

MO

MO

MO

AO

MO

MO

MO

MO

サプレッション・チェンバ
MO

MO

MO

MO

区分Ⅰ より電源供給

RCW系※
RCW系※

残留熱除去系
ポンプ(B)
残留熱除去系
熱交換器(B)

格納容器スプレイモード

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

RCW系※

残留熱除去系ポンプ(C)

区分Ⅱ より電源供給
区分Ⅲ より電源供給

RCW系※

残留熱除去系
熱交換器(C)

タイライン※RCW系：原子炉補機冷却水系

MO

RCW系※
MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

残留熱除去系ポンプ(A)

RCW系※
残留熱除去系
熱交換器(A)

図 3.6-6

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）

添 3.6-38

系統概要図

表 3.6-16

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）に関する重大事故等対処
設備（設計基準拡張）一覧
設備区分
設備名
主要設備
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）ポンプ【常設】
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）熱交換器
【常設】
附属設備
－
※1
水源
サプレッション・チェンバ【常設】流路
残留熱除去系 配管・弁・ストレーナ【常設】格納容器スプレイ・ヘッダ【常設】注水先
原子炉格納容器【常設】※2
電源設備
非常用交流電源設備
非常用ディーゼル発電機（設計基準拡張）【常設】※3計装設備
残留熱除去系系統流量【常設】残留熱除去系熱交換器入口温度【常設】残留熱除去系熱交換器出口温度【常設】ドライウェル雰囲気温度【常設】サプレッション・チェンバ気体温度【常設】格納容器内圧力（D/W）【常設】
格納容器内圧力（S/C）【常設】※1：水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※2：電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※3：主要設備を用いた炉心損傷防止及び格納容器破損防止対策を成功させるために把握することが必要な原子炉施設の状態
計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

添 3.6-39

3.6.3.1.2 主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
(1) 残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）ポンプ
容量：約 950m3/h/台
全揚程：約 130m個数：2取付箇所：原子炉建屋地下 3 階(2) 残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）熱交換器
個数
：2
伝熱容量
：約 8.1MW/基（海水温度 30℃において）

なお，水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」，電源設備については「3.14 電源
設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」，計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

添 3.6-40

3.6.3.1.3 設置許可基準規則第 43 条への適合方針
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）は，想定される重大事故等時に重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用するため，「2.3 重大事故等対処設
備に関する基本方針」のうち，多様性，位置的分散を除く設計方針を適用して設計を行う。
ただし，代替交流電源設備からの給電により残留熱除去系(格納容器スプレイ冷却モード)を復旧させる場合については，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）
は，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備からの給電により起動する残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）に対して，駆動電源の多様性を有する設計とする。常設代替交流電源設備の多様性，位置的分散については，「3.14 電源
設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」に示す。
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）については，設計基準対象施設として使用する場合と同様の系統構成で重大事故等においても使用するため，他の施設に悪影響を及ぼさない設計である。
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計である。
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）ポンプ及び残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）熱交換器については，設計基準事故時に使用する場合の容量が，重大事故等の収束に必要な容量に対して十分である。基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）ポンプ及び残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）熱交換器については，原子炉建屋原子炉区域内に設置される設備であることから，想定される重大事故等が発生した場合における原子炉建屋
原子炉区域内の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，表 3.6-17 に示す設計である。

添 3.6-41

表 3.6-17
環境条件等
温度・圧力・湿度・放射線
屋外の天候による影響
海水を通水する系統への影響
地震

風（台風）・積雪
電磁的障害

想定する環境条件及び荷重条件
対応
原子炉建屋原子炉区域内で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
海水を通水しない。
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方
針」に示す）。
原子炉建屋原子炉区域内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

また，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）は中央制御室にて操作可能な設計である。残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）の系統構成及び運転に必要な操作機器は，中央制御室で操作することから，操作位置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）については，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等においても使用する設計である。また，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）については，テストラインにより系統の機能・性能試験が可能な設計である。残留熱除去系（格納容器スプレイ冷
却モード）ポンプについては，発電用原子炉の運転中又は停止中に系統の機能・性能試験が可能な設計であり，発電用原子炉の停止中に分解検査及び外観検査が可能な設計である。
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

添 3.6-42

3.6.3.2

残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）

3.6.3.2.1 設備概要
残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）は，3 ループから構成され，熱交換器 3 基，電動機駆動ポンプ 3 台，配管，弁類，ストレーナ及び計測制御装置からなり，サプレッション・チェンバ・プールへ放出された熱を除去して，サプレッション・チェンバのプール水を冷却するためのものである。
サプレッション・チェンバ・プールへ放出された熱は，残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）によって冷却される。
本系統の系統概要図を図 3.6-7 に，重大事故等対処設備（設計基準拡張）一覧を
表 3.6-18 に示す。
本系統は設計基準対象施設であるとともに，想定される重大事故等時においてその機能を期待するため，重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置付ける。
また，残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）は，非常用交流電源設備からの給電に加えて，代替交流電源設備からの給電により復旧し，重大事故等時に使用できる設計とする。

添 3.6-43

・水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方
針を示す章）で示す。
・電源設備については「3.14 電源設備
（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・計装設備については「3.15 計装設備
（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

スキマサージ
タンクから

MO

使用済燃料
プールへ
ドライウェルMO

原子炉格納容器

MO

MO

MO

MO

NO

NO

原
子
炉
圧
力
容
器

MO

MO

MO

MO
MO

MO

AO
給水系から
MO

MO

MO

MO

AO

MO

MO

MO

MO

サプレッション・チェンバ
MO

MO

MO

MO

RCW系※
RCW系※

RCW系※

残留熱除去系ポンプ(C)

残留熱除去系
ポンプ(B)

区分Ⅱ より電源供給
区分Ⅲ より電源供給

RCW系※

残留熱除去系
熱交換器(B)

サプレッションチェンバ・プール水冷却モード
区分Ⅰ より電源供給

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

残留熱除去系
熱交換器(C)

タイライン※RCW系：原子炉補機冷却水系

MO

RCW系※
MO

MO

MO

残留熱除去系ポンプ(A)

MO

MO

MO

MO

RCW系※
残留熱除去系
熱交換器(A)

図 3.6-7

残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）
系統概要図

添 3.6-44

表 3.6-18

残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）に関する重大事故等対処設備（設計基準拡張）一覧
設備区分
設備名
主要設備
残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷
却モード）ポンプ【常設】残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷
却モード）熱交換器【常設】
附属設備
－
※1
水源
サプレッション・チェンバ【常設】流路
残留熱除去系 配管・弁・ストレーナ【常設】注水先
原子炉格納容器【常設】※2
電源設備
非常用交流電源設備
非常用ディーゼル発電機（設計基準拡張）【常設】※3計装設備
残留熱除去系系統流量【常設】残留熱除去系熱交換器入口温度【常設】残留熱除去系熱交換器出口温度【常設】ドライウェル雰囲気温度【常設】サプレッション・チェンバ気体温度【常設】サプレッション・チェンバ・プール水温度【常設】格納容器内圧力（D/W）【常設】
格納容器内圧力（S/C）【常設】※1：水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※2：電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※3：主要設備を用いた炉心損傷防止及び格納容器破損防止対策を成功させるために把握することが必要な原子炉施設の状態
計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

添 3.6-45

3.6.3.2.2 主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
（1）残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）ポンプ
容量：約 950m3/h/台
全揚程：約 130m個数：3取付箇所：原子炉建屋地下 3 階（2）残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）熱交換器
個数
：3
伝熱容量
：約 8.1MW/基（海水温度 30℃において）

なお，水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」，電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」，計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

添 3.6-46

3.6.3.2.3 設置許可基準規則第 43 条への適合状況
残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）は，想定される重大事故等時に重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用するため，「2.3
重大事故等対処設備に関する基本方針」のうち，多様性，位置的分散を除く設計方針を適用して設計を行う。
ただし，代替交流電源設備からの給電により残留熱除去系（サプレッション・チ
ェンバ・プール水冷却モード）を復旧させる場合については，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）は，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備からの給電により起動する残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）に対して，駆動電源の多様性を有する設計とする。常設代替交流電源設備の多様性，位置的分散については，「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」に示す。
残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）については，
設計基準対象施設として使用する場合と同様の系統構成で重大事故等においても使用するため，他の施設に悪影響を及ぼさない設計である。
残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計である。
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）ポンプ及び残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）熱交換器について
は，設計基準事故時に使用する場合の容量が，重大事故等の収束に必要な容量に対して十分である。基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）ポンプ及び残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）熱交換器について
は，原子炉建屋原子炉区域内に設置される設備であることから，想定される重大事
故等が発生した場合における原子炉建屋原子炉区域内の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，表 3.6-19 に示す設計である。

添 3.6-47

表 3.6-19
環境条件等
温度・圧力・湿度・放射線
屋外の天候による影響
海水を通水する系統への影響
地震

風（台風）・積雪
電磁的障害

想定する環境条件及び荷重条件
対応
設置場所である原子炉建屋原子炉区域内で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
海水を通水しない。
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方
針」に示す）。
原子炉建屋原子炉区域内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

また，残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）は中央制御室にて操作可能な設計である。残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プ
ール水冷却モード）の系統構成及び運転に必要な操作機器は，中央制御室で操作することから，操作位置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）については，
設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等においても使用する設計である。また，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）については，
テストラインにより系統の機能・性能試験が可能な設計である。残留熱除去系（格
納容器スプレイ冷却モード）ポンプについては，発電用原子炉の運転中又は停止中に系統の機能・性能試験が可能な設計であり，発電用原子炉の停止中に分解検査及び外観検査が可能な設計である。
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

添 3.6-48

3.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備【50 条】【設置許可基準規則】（原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備）
第五十条 発電用原子炉施設には，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉
格納容器の破損を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な設備を設けなければならない。
（解釈）
１ 第５０条に規定する「原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
a) 格納容器圧力逃がし装置又は格納容器再循環ユニットを設置すること。
b) 上記ａ）の格納容器圧力逃がし装置とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
ⅰ）格納容器圧力逃がし装置は，排気中に含まれる放射性物質を低減するものであること。
ⅱ）格納容器圧力逃がし装置は，可燃性ガスの爆発防止等の対策が講じられていること。
ⅲ）格納容器圧力逃がし装置の配管等は，他の系統・機器（例えば SGTS）や他号機の格納容器圧力逃がし装置等と共用しないこと。ただし，他への悪影響がない場合を除く。
ⅳ）また，格納容器圧力逃がし装置の使用に際しては，必要に応じて，原子炉格納容器の負圧破損を防止する設備を整備すること。
ⅴ）格納容器圧力逃がし装置の隔離弁は，人力により容易かつ確実に開閉操作ができること。
ⅵ）炉心の著しい損傷時においても，現場において，人力で格納容器圧力逃がし装置の隔離弁の操作ができるよう，遮蔽又は離隔等の放射線防護対策がなされていること。
ⅶ）ラプチャーディスクを使用する場合は，バイパス弁を併置すること。ただし，格納容器圧力逃がし装置の使用の妨げにならないよう，十分に低い圧力に設定されたラプチャーディスク（原子炉格納容器の隔離機能を目的としたものではなく，例えば，配管の窒素充填を目的としたもの）を使用する場合又はラプチャーディスクを強制的に手動で破壊する装置を設置する場合を除く。
ⅷ）格納容器圧力逃がし装置は，長期的にも溶融炉心及び水没の悪影響を受けない
場所に接続されていること。
ⅸ）使用後に高線量となるフィルター等からの被ばくを低減するための遮蔽等の放射線防護対策がなされていること。

添 3.7-1

3.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
3.7.1 設置許可基準規則第 50 条への適合方針
炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるための設備として，格納容器圧力逃がし装置及び代替循環冷却系を設ける。
(1) 格納容器圧力逃がし装置の設置（設置許可基準規則解釈の第 1 項 a),b)）
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために格納容器圧力逃がし装置を使用する。
この設備は，重大事故緩和設備として整備し，以下のとおり設置許可基準規則解釈の第 1 項 b)に対する要求事項を満たすものとする。
ⅰ) 当該設備は排気中に含まれる放射性物質を低減するため，フィルタ装置及びよう素フィルタを設置する設計とする。
フィルタ装置にて，粒子状放射性物質の 99.9%以上，ガス状の無機よう素に対して 99.9%以上を除去可能である。また，よう素フィルタにて，有機よう素に対して 98%以上を除去可能である。
ⅱ) 排気中に含まれる可燃性ガスの爆発防止等の対策として，当該系統内を可
搬型窒素供給装置にて不活性ガス（窒素ガス）にて置換した状態で待機し，使用後には同様に可搬型窒素供給装置を用いて，系統内を不活性ガスにて置換できる設計とする。これにより，格納容器ベント初期に排気中に含まれる可燃性ガス及び使用後にスクラバ水の放射線分解により発生する可燃性ガスによる爆発を防ぐことが可能な設計とする。
なお，格納容器ベント実施後に原子炉格納容器及びスクラバ水内に貯留された核分裂生成物による水の放射線分解によって発生する可燃性ガスの量は微量であり，また，連続して系外に排出されていることから，系統内で可燃領域に達することはない。系統内で可燃性ガスが蓄積する可能性のある箇所
については，可燃性ガスを連続して排出するバイパスラインを設置すること
で，局所的に滞留し，系統内で可燃性ガスの濃度が可燃領域に達することを防止できる設計とする。
ⅲ) 格納容器圧力逃がし装置を使用する際に流路となる不活性ガス系，耐圧強化ベント系の配管等は，他号炉とは共用しない。また，格納容器圧力逃がし装置と他の系統・機器を隔離する弁は直列で 2 弁設置し，格納容器圧力逃がし装置と他の系統・機器を確実に隔離することで，悪影響を及ぼさない設計とする。
ⅳ) 重大事故等対策の有効性評価において，格納容器圧力逃がし装置を使用しても原子炉格納容器が負圧にならないことを確認している。また，格納容器
ベント停止後に再度，代替格納容器スプレイ冷却系等により原子炉格納容器
添 3.7-2

内へのスプレイを行う場合は，原子炉格納容器が負圧とならないよう，原子炉格納容器内圧力を確認し，規定の圧力まで減圧した場合には原子炉格納容
器内へのスプレイを停止する運用とする。
ⅴ) 格納容器圧力逃がし装置の排出経路に設置される隔離弁は，遠隔手動弁操作設備により人力で容易かつ確実に開閉操作が可能な設計とする。また，空気作動弁については遠隔空気駆動弁操作用ボンベから遠隔空気駆動弁操作設
備の配管を経由し，高圧窒素ガスを供給することにより容易かつ確実に開閉操作が可能な設計する。また，電動弁については常設代替交流電源設備（第一ガスタービン発電機）又は可搬型代替交流電源設備（電源車）からの給電により，中央制御室から開閉操作が可能な設計とする。
ⅵ) 格納容器圧力逃がし装置を使用する際に，操作が必要な隔離弁の遠隔手動弁操作設備を介した操作場所は，原子炉建屋内の原子炉区域外に設置するものとし，操作時の被ばく線量評価を行った上で，必要に応じて遮蔽材を設置することで，作業員の放射線防護を考慮した設計とする。また，空気作動弁については，原子炉建屋内の原子炉区域外への遠隔空気駆動弁操作用ボンベの設置に加え，必要に応じて遮蔽材を設置することで，作業員の放射線防護を考慮した設計とする。
ⅶ) ラプチャーディスクについては，待機時に系統内を不活性ガス（窒素ガス）にて置換する際の大気との障壁，並びにフィルタ装置とよう素フィルタとの隔壁として設置する。また，バイパス弁は併置しないものの，ラプチャーデ
ィスクは原子炉格納容器からの排気圧力（620kPa[gage]）と比較して十分に低い圧力である約 100kPa[gage]にて破裂する設計であり，格納容器圧力逃がし装置の使用の妨げにならない設計とする。
ⅷ) 原子炉格納容器との接続位置は，サプレッション・チェンバ及びドライウ
ェルに設けるものとし，いずれからも格納容器圧力逃がし装置を用いた排気を実施することができる設計とする。
サプレッション・チェンバ側からの排気では，サプレッション・チェンバの水面からの高さを確保し，ドライウェル側からの排気では，ダイヤフラム・
フロア面からの高さを確保するとともに，有効燃料棒頂部よりも高い位置に接続箇所を設けることにより，長期的にも溶融炉心及び水没の悪影響を受けない設計とする。
ⅸ) 格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置，よう素フィルタ及び使用時に高線量となる配管，機器等の周囲には遮蔽体を設置し，格納容器圧力逃がし装置の使用時に本系統内に蓄積される放射性物質から放出される放射線から作業員を防護する設計とする（詳細は 3.7.2.1.3.1(6)参照）。
(2)

代替循環冷却系の設置（設置許可基準規則第１項）
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために代替循環冷
添 3.7-3

却系を使用する。
代替循環冷却系は，サプレッション・チェンバを水源とし，代替原子炉補機
冷却系による除熱と復水移送ポンプによる原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器内へのスプレイ又は，原子炉格納容器下部への注水及び原子炉格納容器内へのスプレイが可能な設計とする。

なお，格納容器圧力逃がし装置の排気中に含まれる放射性物質を低減するための自主対策設備として，以下を整備する。
(3) フィルタ装置スクラバ水補給設備
設置許可基準規則解釈第 1 項 b)ⅰ)に関連する自主対策設備として，フィル
タ装置にスクラバ水を注水し，フィルタ装置の性能を維持するために，フィル
タ装置スクラバ水補給設備を設ける。
本系統では，可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)により代替淡水源（淡水貯水池
及び防火水槽）の水を，格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置への補給配管に接続することにより，スクラバ水を補給する。また，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，ディーゼルエンジンにて駆動できる設計とし，燃料は軽油タン
クよりタンクローリ（4kL）を用いて補給できる設計とする。
(4) 格納容器 pH 制御設備
設置許可基準規則解釈第 1 項 b)ⅰ)に関連する自主対策設備として，格納容器圧力逃がし装置を使用する際，原子炉格納容器内が酸性化することを防止し，サプレッション・チェンバのプール水中によう素を保持することでよう素の放出量を低減するために，格納容器 pH 制御設備を設ける。
本系統は，復水移送ポンプの吸込配管に水酸化ナトリウムを混入させ，上部
ドライウェルスプレイ配管，サプレッション・チェンバスプレイ配管，下部ドライウェル注水配管から原子炉格納容器内に薬液を注入する構成とする。

また，原子炉格納容器の負圧破損を防止するための自主対策設備として，以下を整備する。
(5) 可搬型格納容器窒素供給設備
設置許可基準規則解釈第 1 項 b)ⅳ)に関連する自主対策設備として，原子炉格納容器内の水蒸気凝縮による負圧破損を防止するとともに，原子炉格納容器
内の可燃性ガス濃度を低減するために，可搬型格納容器窒素供給設備を設ける。
本系統は，可燃性ガス濃度制御系配管に接続治具を用いてホースを接続し，可搬型大容量窒素供給装置にて発生した窒素ガスをドライウェル及びサプレッ
ション・チェンバに供給可能な設計とする。
また，本設備は事故後 8 日目以降に使用するものである。

添 3.7-4

3.7.2 重大事故等対処設備
3.7.2.1 格納容器圧力逃がし装置
3.7.2.1.1 設備概要
格納容器圧力逃がし装置は，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるとともに，原子炉格納容器内に滞留する
可燃性ガスを大気へ排出することを目的として使用する。
本系統は，フィルタ装置，よう素フィルタ及びラプチャーディスク，電源設備（常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，常設代替直流電源設備，可搬型直流電源設備，代替所内電気設備），計測制御装置，及び流路である不活性ガス系，耐圧強化ベント系，格納容器圧力逃がし装置及び遠隔空気駆動弁操作設
備の配管及び弁並びにホース等，排出元である原子炉格納容器（サプレッショ
ン・チェンバ，真空破壊弁を含む）で構成する。
本系統は，炉心の著しい損傷が発生した場合において，排気圧力によりラプチャーディスクが破裂することにより，原子炉格納容器内雰囲気ガスを不活性ガス
系及び耐圧強化ベント系を経由しフィルタ装置及びよう素フィルタへ導き，放射性物質を低減させた後に原子炉建屋屋上に設ける放出口を通して排出すること
で，排気中に含まれる放射性物質の環境への放出を低減しつつ，原子炉格納容器
内の圧力及び温度を低下できる設計とする。
本系統を使用する際には，サプレッション・チェンバ内でのスクラビング効果が期待できるウェットウェルベントを優先とするが，サプレッション・チェンバ側のベントラインが水没した場合，若しくは何らかの原因によりサプレッショ
ン・チェンバ側からの格納容器ベントが実施できない場合は，ドライウェル側から格納容器ベント（ドライウェルベント）を行う。なお，ドライウェルベントを行った際には，サプレッション・チェンバ内のガスは真空破壊弁を経由してドラ
イウェルへ排出される。
本系統を使用した際に原子炉格納容器からのガスが流れる配管には，系統構成上必要な隔離弁，ラプチャーディスクが設置される。操作を行う必要がある隔離弁については，遠隔手動弁操作設備を用いて全ての電源喪失時においても原子炉
建屋内の原子炉区域外から人力にて操作を行うことが可能な設計とする。また，
大気放出する配管内で発生する蒸気凝縮ドレンを貯留するドレンタンクを設置
し，フィルタ装置，及びドレンタンクに貯留した蒸気凝縮ドレンをサプレッショ
ン・チェンバに排出するドレン移送ポンプを設置する。蒸気凝縮ドレンを排出した際には，フィルタ装置内のスクラバ水に添加されている薬液が薄まることにより，ガス状無機よう素の除去効率に影響を及ぼすため，可搬型のスクラバ水 pH
制御設備を用いて薬液濃度を調整する。
一方で，本系統を使用した際には，原子炉格納容器内に含まれる非凝縮性ガスが本系統を経由して大気へ排出されるため，系統内での水素爆発を防ぐために，
可搬型窒素供給装置を用いて本系統内を不活性化する設計とする。
本系統を使用した際には，フィルタ装置，よう素フィルタ及び入口側の配管の放射線量が高くなることから，遮蔽を設置し，周辺での作業における被ばくを低減することとする。
本系統に関する系統概要図を図 3.7-1 に，本系統に関する重大事故等対処設備
一覧を表 3.7-1 に示す。

添 3.7-5

図 3.7-1

コンプレッサー
コンプレッサー

可搬式窒素供給装置車等

添 3.7-6

PT

薬液

格納容器圧力逃がし装置

FE

FE

LT

RE

フィルタ
装置

よう素
フィルタ

フィルタ装置スクラバ水pHpH

原子炉建屋内の原子炉区域外フィルタ装置
水素濃度

H2E

フィルタ装置入口圧力ドレンタンク水位

LＳ

ドレン
タンク

フィルタ装置
出口放射線モニタ

7号炉

PT

フィルタ装置
水素濃度

H2E

AO

原子炉建屋原子炉区域

原子炉格納容器

〔ＦＣ〕

AO

・

PT

PT

MO

MO

〔ＦＣ〕

AO

・

格納容器圧力(D/W)

AO

格納容器圧力(S/C)
サプレッション・
チェンバ

原
子
炉
圧
力
容
器

ドライウェル

原子炉建屋
原子炉区域よりパージ用排風機

AO

〔ＦＯ〕

〔ＦＯ〕

MO

原子炉区域運転階より非常用ガス処理系
排風機へ

MO

原子炉区域・
タービン区域〔ＦＣ〕
換気空調系排風機へ

非常用ガス処理系
排風機より

MO

MO

〔ＦＯ〕

可燃性ガス濃度制御系
気水分離器より

〔ＦＣ〕

AO

〔ＦＣ〕

AO

・

MO

MO

〔ＦＣ〕

AO

・

遠隔空気駆動弁操作設備

遠隔空気駆動弁操作用ボンベ

遠隔手動弁操作設備

遠隔手動弁操作設備

遠隔手動弁操作設備

遠隔手動弁操作設備

遠隔空気駆動弁操作設備

遠隔空気駆動弁操作用ボンベ

遠隔手動弁操作設備

遠隔空気駆動弁操作用ボンベ

主排気筒

遠隔空気駆動弁操作用ボンベ

遠隔手動弁操作設備

遠隔空気駆動弁操作設備

系統概要図

Ｎ2供給ライン大物搬入口

タービン建屋

Ｎ2供給ライン可搬型窒素供給装置

原子炉建屋内の原子炉区域外遠隔空気駆動弁操作設備

MO

ドレンポンプ
流量

ドレン
移送ポンプ

フィルタ装置水位

DP

Ｎ2ベントライン

オリフィス

ラプチャーディスクフィルタ装置出口圧力補給用
ポンプ補給薬液

給水ライン
薬液

ホース

補給用ポンプ
水中ポンプ等

Ｎ2供給ラインフィルタベント遮蔽壁
フィルタ装置フィルタ装置金属フィルタ差圧

発電機

発電機

ホース

PI

フィルタ装置出口配管圧力Ｎ2ベントライン

オリフィス

ラプチャーディスク

配管遮蔽

AO

可搬型窒素供給装置

スクラバ水pH制御設備

RE

フィルタ装置
出口放射線モニタ6号炉

重大事故等対処設備（附属設備等）

重大事故等対処設備（主要設備）

・ 電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・ 計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）
」で示す。

MO
MO

表 3.7-1
設備区分
主要設備

附属設備

排出元
流路

注水先
電源設備※1

格納容器圧力逃がし装置に関する重大事故等対処設備一覧
設備名
フィルタ装置【常設】よう素フィルタ【常設】ラプチャーディスク【常設】ドレン移送ポンプ【常設】ドレンタンク【常設】遠隔手動弁操作設備【常設】遠隔空気駆動弁操作用ボンベ【可搬】
可搬型窒素供給装置【可搬】
スクラバ水 pH 制御設備【可搬】
フィルタベント遮蔽壁【常設】
配管遮蔽【常設】
原子炉格納容器（サプレッション・チェンバ，真空破壊弁を含む）【常設】
不活性ガス系 配管・弁【常設】耐圧強化ベント系 配管・弁【常設】
格納容器圧力逃がし装置 配管・弁【常設】遠隔空気駆動弁操作設備 配管・弁【常設】ホース・接続口【可搬】－
常設代替交流電源設備
第一ガスタービン発電機【常設】軽油タンク【常設】タンクローリ（16kL）【可搬】
第一ガスタービン発電機用燃料タンク【常設】第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】可搬型代替交流電源設備
電源車【可搬】
軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
代替所内電気設備
緊急用断路器【常設】緊急用電源切替箱断路器【常設】緊急用電源切替箱接続装置【常設】AM 用動力変圧器【常設】AM 用 MCC【常設】AM 用切替盤【常設】AM 用操作盤【常設】非常用高圧母線 C 系【常設】非常用高圧母線 D 系【常設】常設代替直流電源設備
AM 用直流 125V 蓄電池【常設】（次頁へ続く）添 3.7-7

設備区分
電源設備※1

設備名
AM 用直流 125V 充電器【常設】可搬型直流電源設備
電源車【可搬】
AM 用直流 125V 充電器【常設】軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
上記常設代替直流電源設備への給電のための設備として以下の設備を使用する。
常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備※2計装設備
フィルタ装置水位【常設】フィルタ装置入口圧力【常設】フィルタ装置出口放射線モニタ【常設】フィルタ装置水素濃度【常設】フィルタ装置金属フィルタ差圧【常設】フィルタ装置スクラバ水 pH【常設】ドライウェル雰囲気温度【常設】サプレッション・チェンバ気体温度【常設】格納容器内圧力（D/W）【常設】
格納容器内圧力（S/C）【常設】※3計装設備（補助）ドレンタンク水位【常設】※1：単線結線図を補足説明資料 50-2 に示す。
電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方
針を示す章）」で示す。
※2：主要設備を用いた炉心損傷防止及び格納容器破損防止対策を成功させるために把握することが必要な原子炉施設の状態
計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方
針を示す章）」で示す。
※3 ：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いる補助パラ
メータ

添 3.7-8

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

3.7.2.1.2 主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
(1) フィルタ装置
材料：スクラバ水：水酸化ナトリウム水溶液（
以上）：金属フィルタ：ステンレス鋼
放射性物質除去効率 ：99.9%以上（粒子状放射性物質並びに無機よう素に対して）最高使用圧力：620kPa[gage]
最高使用温度：200℃
系統設計流量：約 31.6kg/s
個数
：1
取付箇所
：フィルタベント遮蔽壁内(2) よう素フィルタ
材料
放射性物質除去効率
最高使用圧力最高使用温度系統設計流量個数
取付箇所：銀ゼオライト：98%以上（有機よう素に対して）：250kPa[gage]：200℃：約 15.8kg/s/基：2：フィルタベント遮蔽壁内(3) ラプチャーディスク
設定破裂圧力個数
取付箇所：約 100kPa[gage]：2：フィルタベント遮蔽壁内及び原子炉建屋屋上

なお，電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」，計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58条に対する設計方針を示す章）」で示す。

添 3.7-9

3.7.2.1.3 設置許可基準規則第 43 条への適合方針
3.7.2.1.3.1 設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。

格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置，よう素フィルタ及びラプチャー
ディスク（よう素フィルタ上流側）は，屋外（フィルタベント遮蔽壁内）に設置されている設備であることから，想定される重大事故等時おける屋外（フィルタベント遮蔽壁内）の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，以下の表 3.7-2 に示す設計とする。
格納容器圧力逃がし装置のラプチャーディスク（よう素フィルタ下流側）
は，屋外（原子炉建屋屋上）に設置される設備であることから，想定される重大事故等時における屋外（原子炉建屋屋上）の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，以下の表 3.7-3 に示す設計とする。
また，降水及び凍結により機能を損なわないよう，放出口が屋外に開放される配管については雨水が蓄積しない構造とするとともに，フィルタ装置外面にはヒーター及び保温材を設置することによる凍結防止対策を行う。なお，
ヒーターが使用できない場合においても 24 時間以上はスクラバ水が凍結しないことを確認している。
（50-4，50-5）

添 3.7-10

表 3.7-2 想定する環境条件及び荷重条件（屋外（フィルタベント遮蔽壁内））環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・放射 屋外（フィルタベント遮蔽壁内）で想定される温度，圧線
力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した
機器を使用する。
屋外の天候による影響
降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対策及び凍結対策を行える設計とする。
海 水 を 通水する系統 へ 海水を通水することはない。
の影響
地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方
針」に示す）。
風（台風）・積雪
屋外（フィルタベント遮蔽壁内）で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないことを評価により確認する。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

表 3.7-3 想定する環境条件及び荷重条件（屋外（原子炉建屋屋上））
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・放射 屋外（原子炉建屋屋上）で想定される温度，圧力，湿度
線
及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による影響
降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対策及び凍結対策を行える設計とする。
海水を通水する系統
海水を通水することはない。
への影響
地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方
針」に示す）。
風（台風）・積雪
屋外（原子炉建屋屋上）で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないことを評価により確認する。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

添 3.7-11

(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであ
ること。
(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

格納容器圧力逃がし装置を使用する際に操作が必要な隔離弁（一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側又はドライウェル側），二次隔離弁，フィルタ装置入口弁，耐圧強化ベント弁）については，遠隔手動弁操作設備にて原子炉建屋内の原子炉区域外より人力にて遠隔操作することにより，重大事故等の環境下においても確実に操作が可能な設計とする。また，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側又はドライウェル側），フィルタ装置入口弁，耐圧強化ベント弁については,遠隔空気駆動弁操作用ボンベ及び遠隔空気駆動弁操作設備にて原子炉建屋内の原子炉区域外より遠隔操作することにより，重大事故等の環境下においても確実に操作が可能な設計とする。さらに，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側又はドライウェル側）,二次隔離弁については電源が復旧することにより，中央制御室でも遠隔操作可能である。二次隔離弁が使用できない場合には二次隔離弁バイパス弁を遠隔手動弁操作設備により，原子炉建屋内の原子炉区域外より人力にて遠隔操作することも可能である。なお，二次隔離弁バイパス弁についても，電源が復旧することにより，中央制御室でも遠隔操作可能である。表 3.7-4 に操作対象機器を示す。
また，流路に設けるラプチャーディスクは，格納容器圧力逃がし装置の使用の妨げにならないよう，原子炉格納容器からの排気圧力と比較して十分に低い圧力で破裂することで操作が不要な設計とする。
格納容器圧力逃がし装置使用時に，格納容器圧力逃がし装置に接続される系統との隔離のための弁（換気空調系一次隔離弁，非常用ガス処理系一次隔離弁，非常用ガス処理系フィルタ装置出口隔離弁 A 及び B，非常用ガス処理系
U シール隔離弁）については，中央制御室により閉操作，若しくは閉確認をすることができる。なお，原子炉区域・タービン区域換気空調系，非常用ガス処理系には，格納容器圧力逃がし装置との隔離を確実にするため，手動駆動の二次隔離弁をそれぞれ設置しているが，これらの弁については通常時閉とし，さらに運転操作上，弁を開とする必要が生じた場合には運転員を近傍に配置し，緊急時には即座に弁の閉操作を可能とすることで，格納容器圧力逃がし装置使用時には，これらの弁が確実に閉となるような運用とする。
これら操作機器については，運転員のアクセス性，操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，それぞれの操作対象については銘板をつける
ことで識別可能とし，運転員の操作及び監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。
（50-4）

添 3.7-12

表 3.7-4

操作対象機器

機器名称
フィルタ装置

状態の変化
－

操作場所

操作方法

－

－

よう素フィルタ－－－

ラプチャーディスク

閉止→破裂

－

－

一次隔離弁
（サプレッション・チェンバ
側）

弁閉→弁開

中央制御室

スイッチ操作

原子炉建屋地下 1 階（ 原 子 炉 建 屋内 の 原子
炉区域外）

手動操作
（遠隔手動弁操作設
備）
手動操作（遠隔空気駆動弁操
作設備）
スイッチ操作

一次隔離弁（ドライウェル側）

弁閉→弁開

原子炉建屋地下 1 階（ 原 子 炉 建 屋内 の 原子
炉区域外）
中央制御室

二次隔離弁

弁閉→弁開

原子炉建屋地上 2 階（ 原 子 炉 建 屋内 の 原子
炉区域外）
原子炉建屋地上 2 階（ 原 子 炉 建 屋内 の 原子
炉区域外）
中央制御室

手動操作
（遠隔手動弁操作設
備）
手動操作（遠隔空気駆動弁操
作設備）
スイッチ操作弁閉→弁開

原子炉建屋地上 3 階（ 原 子 炉 建 屋内 の 原子
炉区域外）
中央制御室

手動操作
（遠隔手動弁操作設
備）
スイッチ操作

原子炉建屋地上 3 階（ 原 子 炉 建 屋内 の 原子
炉区域外）

手動操作
（遠隔手動弁操作設
備）

中央制御室

二次隔離弁バイパス弁

フィルタ装置入口弁

弁閉確認

中央制御室

手動操作※1（遠隔手動弁操作設
備）
手動操作※1（遠隔空気駆動弁操
作設備）
手動操作※1（遠隔手動弁操作設
備）
手動操作※1（遠隔空気駆動弁操
作設備）
スイッチ操作※2

弁閉確認

中央制御室

手動操作※3

弁開確認

原子炉建屋地上 3 階

耐圧強化ベント弁

弁閉確認

中央制御室

原子炉建屋地上 3 階

換気空調系
第一隔離弁
換気空調系
第二隔離弁

（次頁へ続く）添 3.7-13

機器名称
状態の変化
操作場所
操作方法
非常用ガス処理系
弁閉確認
中央制御室
スイッチ操作※2
第一隔離弁
非常用ガス処理系
弁閉確認
中央制御室
手動操作※3
第二隔離弁
非常用ガス処理系
弁閉確認
中央制御室
スイッチ操作※2
フィルタ装置出口隔離弁 A
非常用ガス処理系
弁閉確認
中央制御室
スイッチ操作※2
フィルタ装置出口隔離弁 B
非常用ガス処理系 U シール隔 弁開→弁閉
中央制御室
スイッチ操作※2
離弁※1 中央制御室にてランプ確認を行う。
全閉若しくは全開でないことが確認された場合は，原子炉建屋内の原子炉区域外より遠隔手
動弁操作設備若しくは遠隔空気駆動弁操作設備を用いて操作を行う。
※2 中央制御室にてランプ確認を行う。
全閉でないことが確認された場合はスイッチ操作にて閉操作を行う。
※3 中央制御室にてランプ確認を行う。
これらの弁は，運転操作上，弁を開とする必要が生じた場合には運転員を近傍に配置し，
緊急時には即座に弁の閉操作を可能とすることで，格納容器圧力逃がし装置使用時には，これらの弁が確実に閉となるような運用とする。

(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置は，発電用原子炉の停止中にマンホールを開放して内部構造物の外観検査が可能な設計とする。
よう素フィルタについては，発電用原子炉の停止中にマンホールを開放して内部構造物の外観検査が可能であることに加え，内部に設置されている吸着材試験片（銀ゼオライト）を用いてよう素除去性能試験が可能な設計とする。
ラプチャーディスクについては，発電用原子炉の停止中にホルダーから取外して定期的に取替えが可能な設計とする。
また，格納容器圧力逃がし装置において原子炉格納容器から放出口までのラインを構成する電動弁及び空気作動弁については，表 3.7-5 に示すように発電用原子炉の停止中に機能・性能試験及び弁動作試験が可能な設計とする。
発電用原子炉の運転中については，弁の開閉試験により系統内に封入されている窒素が外部に排出されることを防止するため，開閉試験は実施しない。
また，機能性能試験として，格納容器圧力逃がし装置の主配管は漏えいの有
無の確認が可能な設計とする。
（50-6）
添 3.7-14

表 3.7-5 格納容器圧力逃がし装置の試験及び検査
発電用原子炉
項目
内容
の状態
停止中
機能・性能試験
漏えいの確認
銀ゼオライトよう素除去性能確認
弁動作試験

弁開閉動作の確認

外観検査

フィルタ装置，よう素フィルタの容器
外面並びに内部構造物の外観の確認

分解検査

ラプチャーディスクの取替え(4) 切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置，よう素フィルタ及びラプチャー
ディスクについては本来の用途以外の用途には使用しない。
本系統を使用する際には，流路に接続される弁（一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側又はドライウェル側）並びに二次隔離弁）を電源喪失時においても遠隔手動弁操作設備にて原子炉建屋内の原子炉区域外より人力にて遠隔操作することにより，排気ガスをフィルタ装置及びよう素フィルタに導くことが可能である。また，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側又はドライウェル側），フィルタ装置入口弁，耐圧強化ベント弁については,
遠隔空気駆動弁操作用ボンベ及び遠隔空気駆動弁操作設備にて原子炉建屋
内の原子炉区域外より遠隔操作可能である。さらに，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側又はドライウェル側），二次隔離弁については電源が復旧することにより，中央制御室でも遠隔操作可能である。二次隔離弁が使用できない場合には二次隔離弁バイパス弁を遠隔手動弁操作設備により原子炉建屋内の原子炉区域外より人力にて操作することも可能である。二次隔離
弁バイパス弁は，電源が復旧することにより，中央制御室でも遠隔操作可能である。
これにより，図 3.7-2 及び図 3.7-3 で示すタイムチャートのとおり速やかに切替え操作が可能である。
（50-5）

添 3.7-15

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

60

50

70

80

備考

減圧及び除熱開始 40分

要員（数）通信連絡設備準備，電源確認

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

系統構成

2

電源を 復旧しながら系統構成を 行う。

格納容器ベン ト開始

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（W/Wベントの場合）

移動，電源確保

現場運転員Ｃ，Ｄ

移動，系統構成

2

Ｗ／Ｗベン ト弁 遠隔手動弁操作設備によ る 全開状態の保持操作

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

10

0

20

30

40

50

35分 系統構成完了

要員（数）

60

70

80

備考

減圧及び除熱開始 70分
通信連絡設備準備，弁状態及び監視計器指示の確認

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱(現場操作)（W/Wベントの場合）

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

2

現場運転員Ｃ，Ｄ

2

移動，系統構成

W/Wベン ト弁 遠隔手動弁操作設備によ る 開操作

現場運転員Ｅ，Ｆ

図 3.7-2

移動，系統構成

2

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱
タイムチャート（ウエットウェルベントの場合）＊
経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

60

50

70

80

備考

減圧及び除熱開始 40分

要員（数）通信連絡設備準備，電源確認

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

系統構成

2

電源を 復旧しながら系統構成を 行う。

格納容器ベン ト開始

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（D/Wベントの場合）

移動，電源確保

現場運転員Ｃ，Ｄ

移動，系統構成

2

Ｗ／Ｗベン ト弁 遠隔手動弁操作設備によ る 全開状態の保持操作

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

0

10

20

30

40

35分 系統構成完了

要員（数）

50

60

70

80

備考

減圧及び除熱開始 70分
通信連絡設備準備，弁状態及び監視計器指示の確認

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱(現場操作)（D/Wベントの場合）

図 3.7-3

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

2

現場運転員Ｃ，Ｄ

2

現場運転員Ｅ，Ｆ

2

移動，系統構成

W/Wベン ト弁 遠隔手動弁操作設備によ る 開操作
移動，系統構成

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱
タイムチャート（ドライウェルベントの場合）＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての 1．7 示すタイムチャート

添 3.7-16

(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1
す。

多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示

格納容器圧力逃がし装置は，不活性ガス系，非常用ガス処理系及び耐圧強化
ベント系が接続されている。
通常時に使用する系統としては表 3.7-6 のとおり，不活性ガス系及び非常用
ガス処理系があるが，二次隔離弁，二次隔離弁バイパス弁及び耐圧強化ベント
弁を閉状態とすることでこれらの系統とは隔離され，悪影響を防止する。
一方で，重大事故等時において格納容器圧力逃がし装置を使用する際に，排出経路を構成するための隔離境界箇所は，表 3.7-7 のとおりである。
非常用ガス処理系（非常用ガス処理系排風機入口側），及び原子炉区域・タービン区域換気空調系との接続箇所は，一次隔離弁と二次隔離弁の間となっており，それぞれの系統を隔離する弁は直列に各 2 弁ずつ設置してある。これらのうち格納容器圧力逃がし装置から 1 つ目の弁（一次隔離弁）は通常時閉，電源喪失時にはフェイルクローズにより閉となる空気作動弁である。また，2 つ目の弁（二次隔離弁）は通常時閉の手動弁である。これら手動弁については運
転操作上，弁を開とする必要が生じた場合には，速やかに弁の操作を実施できるよう運転員を近傍に配置し，緊急時には即座に弁の閉操作を可能とすること
で，格納容器圧力逃がし装置使用時には，これらの弁が確実に閉となるような運用とする。
また，耐圧強化ベント系は二次隔離弁とフィルタ装置入口弁との間に接続され，系統を隔離する弁は直列に各 2 弁ずつ設置してある。格納容器圧力逃がし装置から 1 つ目の弁は通常時閉，電源喪失時にはフェイルクローズにより閉となる空気作動弁である。2 つ目の弁について，非常用ガス処理系フィルタ装置に接続する弁は通常時閉の電動弁であり，電源喪失時にはアズイズとなるため，
中央制御室での閉確認が必要である。また，排気筒で発生するドレンをサンプへ導くラインに接続する弁については通常時開の弁であり，U シールドレンを介して原子炉建屋内に接続されている。通常時は U シール部は水シールされており，原子炉建屋内に開放されていないが，念のために格納容器ベント実施前に中央制御室で当該弁の閉操作を行う運用とする。
以上のことから，格納容器圧力逃がし装置は，通常時は弁により他の系統と隔離し，重大事故等時に弁操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，格納容器圧
力逃がし装置は，重大事故等時の排出経路と他の系統及び機器との間に表
3.7-7 に示すように隔離弁を直列に 2 弁設置し，格納容器圧力逃がし装置使用時に確実に隔離することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
（50-4，50-5）

添 3.7-17

表 3.7-6
取合系統
不活性ガス系

非常用ガス処理系

原子炉区域・タービン
区域換気空調系

動作

二次隔離弁

電動駆動

通常時閉

二次隔離弁バイパス弁

電動駆動

通常時閉

耐圧強化ベント弁

空気駆動

通常時閉
電源喪失時閉

表 3.7-7
取合系統
非常用ガス処理系

他系統との隔離弁（通常時）
系統隔離弁
駆動方式

他系統との隔離弁（重大事故等時）

系統隔離弁
非常用ガス処理系
第一隔離弁
非常用ガス処理系
第二隔離弁
換気空調系第一隔離弁

駆動方式
空気駆動
手動
空気駆動

動作
通常時閉
電源喪失時閉
通常時閉
通常時閉
電源喪失時閉
通常時閉
通常時閉
電源喪失時閉
通常時閉（自動起動
インターロック有）
通常時開換気空調系第二隔離弁
手動
耐圧強化ベント系
一次隔離弁
空気駆動（耐圧強化ベント弁※）
二次隔離弁
電動駆動
（非常用ガス処理系フィルタ装置出口隔離弁 A/B）
二次隔離弁
電動駆動
（非常用ガス処理系
U シール隔離弁）※ 耐圧強化ベント使用時に切替え操作が必要（中央制御室若しくは現場にて容易に切替え可能）(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少な
い設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

格納容器圧力逃がし装置の系統構成に操作が必要な機器の設置場所，操作
場所を表 3.7-8 に示す。このうち，格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置
及びよう素フィルタについては，当該系統を使用した際に放射線量が高くなることから，約 1.3m 厚さのコンクリート製のフィルタベント遮蔽壁の中に設置することにより，重大事故等対処設備の操作及び復旧作業に影響を及ぼさない設計とする。また，フィルタ装置へ接続する屋外配管についても，同添 3.7-18

様に放射線量が高くなることから，機器の周囲に鉄板遮蔽を設置する。
格納容器圧力逃がし装置を使用する際に操作が必要な隔離弁については，
排気ガスに含まれる放射性物質により，当該弁に直接近接して操作を行うことは困難であるため，中央制御室又は離れた場所から遠隔操作が可能な設計とする。また，原子炉建屋原子炉区域内に設置されている高線量配管に対して原子炉建屋原子炉区域壁厚さが足りないため，遮蔽効果が不十分である場
合は，操作場所での被ばく線量率を評価した上で，追加で遮蔽体を設置する。
（50-4，50-5）
表 3.7-8 操作対象機器設置場所
機器名称
フィルタ装置よう素フィルタ
ラプチャーディスク
一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）

設置場所
フィルタベント遮蔽壁内フィルタベント遮蔽壁内フィルタベント遮蔽壁内
原子炉建屋屋上
原子炉建屋地下 1 階（原子炉建屋原子炉区域内）

一次隔離弁（ドライウェル側）

原子炉建屋地上 2 階（原子炉建屋原子炉区域内）

二次隔離弁

原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋原子炉区域内）

二次隔離弁バイパス弁

原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋原子炉区域内）

フィルタ装置入口弁

原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋原子炉区域内）
原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋原子炉区域内）
原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋原子炉区域内）
原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋原子炉区域内）
原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋原子炉区域内）
原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋原子炉区域内）
原子炉格納容器内
原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋原子炉区域内）
原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋原子炉区域内）
原子炉建屋地上 3 階（6 号炉）
原子炉建屋地上 4 階（7 号炉）（原子炉建屋原子炉区域内）

耐圧強化ベント弁
換気空調系
第一隔離弁
換気空調系
第二隔離弁
非常用ガス処理系
第一隔離弁
非常用ガス処理系
第二隔離弁
真空破壊弁
非常用ガス処理系
フィルタ装置出口隔離弁 A
非常用ガス処理系
フィルタ装置出口隔離弁 B
非常用ガス処理系
U シール隔離弁

操作場所
－
－
－
中央制御室
原子炉建屋地下 1 階（原子炉建屋内の原子炉区域外）
中央制御室
原子炉建屋地上 2 階（原子炉建屋内の原子炉区域外）
中央制御室
原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋内の原子炉区域外）
中央制御室
原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋内の原子炉区域外）
原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋内の原子炉区域外）
原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋内の原子炉区域外）
中央制御室
原子炉建屋地上 3 階※1（原子炉建屋原子炉区域内）
中央制御室
原子炉建屋地上 3 階※1（原子炉建屋原子炉区域内）
－
中央制御室
中央制御室
中央制御室

※1 これらの弁は，運転操作上，弁を開とする必要が生じた場合には運転員を近傍に配置し，緊
急時には即座に弁の閉操作を可能とすることで，格納容器圧力逃がし装置使用時には，これらの弁が確実に閉となるような運用とする。

添 3.7-19

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

3.7.2.1.3.2 設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 2 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。

格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置及びよう素フィルタの設計流量については，想定される重大事故等時において原子炉格納容器内で発生する蒸気量に対して，排出可能な蒸気量を大きくすることで，原子炉格納容器を減圧するために十分な排出流量を有する設計とする。
スクラバ水位については，想定される重大事故シナリオにおいて，フィル
タ装置の粒子状放射性物質に対する除去効率が金属フィルタと組み合わせて99.9%以上確保可能な水位とする。また，当該系統を使用した際に，系統内で蒸気凝縮によってスクラバ水位が機能喪失となるまで上昇しないよう，ドレン移送ポンプを用いて間欠的にスクラバ水をサプレッション・チェンバへ排
水し，さらに薬液注入によるスクラバ水の pH 値の調整をすることで，フィルタ装置を長期間使用することが可能な設計とする。
スクラバ水の待機時の薬液添加濃度については，想定される重大事故等時のスクラバ水 pH 値の低下を考慮しても，無機よう素に対する除去効率が99.9%以上確保できる以上を維持可能な添加濃度とする。
フィルタ装置の金属フィルタの許容エアロゾル量については，想定される
重大事故シナリオにおいて当該系統を使用した際に，金属フィルタへ流入するエアロゾル量を算定し，金属フィルタの閉塞が生じないだけの十分な容量を有する設計とする。
よう素フィルタの銀ゼオライト吸着層は，想定される排気ガスの流量に対して，有機よう素に対する除去効率が 98%以上となるために必要な吸着層と排気ガスとの接触時間を十分に確保できる吸着層厚さ及び有効面積を有する設計とする。
ラプチャーディスクは，格納容器圧力逃がし装置の使用の妨げにならない
よう，原子炉格納容器からの排気圧力と比較して十分に低い圧力である約
100kPa[gage]で破裂する設計とする。
（50-7）(2)
共用の禁止（設置許可基準規則第 43 条第 2 項二）(ⅰ) 要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉
施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。
(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示

添 3.7-20

す。
格納容器圧力逃がし装置は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。
(3) 設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 2 項三）(ⅰ) 要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1
す。

多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示

格納容器圧力逃がし装置は重大事故緩和設備であり，代替する設計基準事
故対処設備はないものと整理するが,原子炉格納容器の過圧破損防止の同一目的である代替循環冷却系に対して共通要因によって同時に機能を損なわないよう，原理の異なる冷却及び原子炉格納容器の減圧手段を用いることで多様性を有する設計とする。また，非常用交流電源設備（非常用ディーゼル発電機）に対して多様性を有する常設代替交流電源設備（第一ガスタービン発電機）又は可搬型代替交流電源設備（電源車）からの給電により駆動できる設計とする。
格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置及びよう素フィルタ並びにラプチャーディスクは原子炉建屋近傍の屋外に設置し，代替循環冷却系の復水移送ポンプは廃棄物処理建屋内に，残留熱除去系熱交換器及びサプレッション・
チェンバは原子炉建屋内に設置することで共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
一方で，格納容器圧力逃がし装置は，設置許可基準規則第 48 条においては，
常設耐震重要重大事故防止設備兼常設重大事故緩和設備と整理し，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）の安全機能を代替する。残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）については，サプレッション・チェンバ内のプール水をドライウェル及びサプレッション・チェンバの気層部にスプレ
イし，崩壊熱及び燃料の過熱に伴う燃料被覆管（ジルカロイ）と水の反応による発生熱を除去するものである。ドライウェルにスプレイされた水は，格納容器ベント管を通ってサプレッション・チェンバ内に戻り，サプレッショ
ン・チェンバ内にスプレイされた水とともに残留熱除去系ポンプにより，熱交換器によって冷却された後，再びスプレイされる。
したがって，当該系統については目的を果たすための原理及び構成機器を共有するものではなく，更には設置エリアは近接していないため，共通要因
によって同時に機能喪失となることはない。
（50-2，50-4，50-5）

添 3.7-21

3.7.2.2 代替循環冷却系
3.7.2.2.1 設備概要
代替循環冷却系は，炉心の著しい損傷が発生した場合に原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させることを目的として使用する。
代替循環冷却系は，サプレッション・チェンバのプール水を復水移送ポンプにより原子炉圧力容器又は原子炉格納容器下部へ注水及び原子炉格納容器内へスプレイするとともに，代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）を用いて除熱することで，発電用原子炉の循環冷却を行うことができる設計とする。
代替循環冷却系は，復水移送ポンプ，残留熱除去系熱交換器，電源設備（常設
代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，代替所内電気設備），計測制御装
置及び，水源であるサプレッション・チェンバ，流路である復水補給水系，高圧
炉心注水系の配管及び弁，給水系の配管，弁及びスパージャ，残留熱除去系の配管，弁及びストレーナ並びに格納容器スプレイ・ヘッダ，注水先である原子炉圧
力容器及び原子炉格納容器から構成される。
サプレッション・チェンバのプール水は，残留熱除去系の配管及び熱交換器を通り，高圧炉心注水系及び復水補給水系の配管を経て，復水移送ポンプに供給される。復水移送ポンプにより昇圧された系統水は，復水補給水系及び残留熱除去系の配管を通り，原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器内へのスプレイに使用される。また，原子炉圧力容器への注水ができず，原子炉圧力容器の破損を判断した場合は，原子炉格納容器下部への注水及び原子炉格納容器内へのスプレイを行うことも可能とする。
原子炉圧力容器に注水された系統水は，原子炉圧力容器や原子炉格納容器内配管の破断口等から流出し，原子炉格納容器内へスプレイされた系統水とともにダ
イヤフラムフロア，ペデスタルを経て，格納容器ベント管に設けられている連通孔からサプレッション・チェンバに戻ることにより，循環冷却ラインを形成する。
なお，重大事故等時における想定として，非常用炉心冷却系等の設計基準事故
対処設備に属する動的機器は，機能を喪失していることが前提条件となっていることから，本系統は，全交流動力電源喪失した場合でも，常設代替交流電源設備（第一ガスタービン発電機）又は可搬型代替交流電源設備（電源車）から代替所
内電気設備を経由して給電することにより駆動が可能な設計としている。
前述のとおり，本系統はサプレッション・チェンバを水源として，原子炉圧力容器又は原子炉格納容器下部への注水及び原子炉格納容器内へのスプレイに使用する系統であるが，重大事故等時におけるサプレッション・チェンバの水温は100℃を超える状況が想定され，高温水を用いて原子炉圧力容器又は原子炉格納容器下部への注水及び原子炉格納容器内へのスプレイを行った場合，原子炉格納容器に対して更なる過圧の要因となり得る。このため，代替循環冷却系を行う場
合は，代替原子炉補機冷却系からの冷却水の供給により，残留熱除去系熱交換器
を介した冷却機能を確保する。
なお，代替循環冷却系の機能を確保する際に使用する系統からの核分裂生成物の放出を防止するため，代替循環冷却系による循環ラインは閉ループにて構成する。

添 3.7-22代替循環冷却系で使用する代替原子炉補機冷却系は，代替原子炉補機冷却水ポンプ及び熱交換器を搭載した熱交換器ユニット，大容量送水車（熱交換器ユニット用），電源設備（可搬型代替交流電源設備），計測制御装置，及び流路である原子炉補機冷却系の配管及び弁，ホース，海水貯留堰，スクリーン室，取水路，並びに燃料補給設備である軽油タンク，タンクローリ（4kL）等から構成される。
熱交換器ユニットは，海水を冷却源としたプレート式熱交換器と代替原子炉補機冷却水ポンプで構成され，移動可能とするために熱交換器及び代替原子炉補機
冷却水ポンプは車両に搭載する設計とする。
大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，海を水源とし，熱交換器ユニットの熱交換器に送水することで，熱交換後の海水を海へ排水する。また，熱交換器ユニットの海水側配管及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）の異物混入による機能低下を防ぐために，代替原子炉補機冷却海水ストレーナを設置する。
代替原子炉補機冷却系は，熱交換器ユニットの淡水側において，残留熱除去系
熱交換器で熱交換を行った系統水を熱交換器ユニットにより冷却及び送水し，再び残留熱除去系熱交換器で熱交換を行う循環冷却ラインを形成し，熱交換器ユニットの海水側において，大容量送水車（熱交換器ユニット用）により海水を取水し，熱交換器ユニットに送水することで淡水側との熱交換を行い，熱交換後の系
統水を海へ排水する。ここで，熱交換器ユニットの淡水側は，ホースを熱交換器ユニットとタービン建屋の接続口に接続することで流路を構成し，熱交換器ユニットの海水側は，熱交換器ユニット，大容量送水車（熱交換器ユニット用）等をホースで接続することで流路を構成する設計とする。
大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，ディーゼルエンジンにより駆動できる設計とし，燃料は燃料補給設備である軽油タンク及びタンクローリ（4kL）により補給できる設計とする。
本系統は，現場での弁操作により系統構成を行った後，熱交換器ユニットに搭載された代替原子炉補機冷却水ポンプの操作スイッチ及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）の車両に搭載された操作スイッチにより，現場での手動操作によって運転を行うものである。
本系統に関する系統概要図を図 3.7-4，本系統に関する重大事故対処設備一覧を表 3.7-9 に示す。

添 3.7-23

MOMO

図 3.7-4

MO

代替循環冷却系

添 3.7-24
ＭＵＷＣ
(C)

S/C

SPCU

S/C

MO

MO

MO

MO

MO
HPCF
（B）

MO

MO

RHRタイライン

SPHタイライン

原子炉へ

MO

MO

①へ

代替循環冷却系（既設流用部）
代替循環冷却系（新規設置部）
代替原子炉補機冷却系

ＨＰＣＦ（Ｂ）
テストライン

S/Cクーリングライン

MO

Hｘ
（B）

（略語）
RHR ： 残留熱除去系
HPCF ： 高圧炉心注水系
SPCU ： サプレッションプール浄化系
MUWC ： 復水補給水系
S/C： サプレッション・チェンバ
SPH： サプレッションプール水排水系
MO： 電動駆動弁
AO： 空気駆動弁
Hx： 熱交換器
F： 流量計

MO

ＲＨＲ（B）

MO

代替Hx

MO

系統概要図
廃棄物処理建屋

ＭＵＷＣ
(B)

MO

格納容器
下部注水

炉注水

原子炉
圧力容器

格納容器スプレイ

原子炉格納容器

MO

ＭＵＷＣ
(A)

F

AO

MO MO

AO

MO

・ 電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・ 計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）
」で示す。

MO

復水貯蔵槽

タービン建屋へ

F

MO

MO

外部接続口

RHR洗浄水ライン

F

RHR(B)系

RHR(A)系

①より

MO

MO
MO

MO

MO

表 3.7-9
設備区分
主要設備

代替循環冷却系に関する重大事故等対処設備一覧
設備名
復水移送ポンプ【常設】残留熱除去系熱交換器【常設】熱交換器ユニット【可搬】
大容量送水車（熱交換器ユニット用）【可搬】
附属設備
代替原子炉補機冷却海水ストレーナ【可搬】
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）【可搬】※1
水源
サプレッション・チェンバ【常設】防火水槽【常設】
淡水貯水池【常設】
非常用取水設備
海水貯留堰【常設】スクリーン室【常設】取水路【常設】
流路
原子炉補機冷却系 配管・弁・サージタンク【常設】残留熱除去系 配管・弁・ストレーナ
高圧炉心注水系 配管・弁【常設】復水補給水系 配管・弁【常設】給水系 配管・弁・スパージャ【常設】格納容器スプレイ・ヘッダ【常設】ホース【可搬】
注水先
原子炉圧力容器【常設】原子炉格納容器【常設】※2電源設備
常設代替交流電源設備（燃料補給設備を含
第一ガスタービン発電機【常設】む）
軽油タンク【常設】タンクローリ（16kL）【可搬】
第一ガスタービン発電機用燃料タンク【常設】第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】可搬型代替交流電源設備
電源車【可搬】
軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
代替所内電気設備
緊急用断路器【常設】緊急用電源切替箱断路器【常設】緊急用電源切替箱接続装置【常設】AM 用動力変圧器【常設】AM 用 MCC【常設】AM 用切替盤【常設】AM 用操作盤【常設】非常用高圧母線 C 系【常設】（次頁へ続く）添 3.7-25

設備区分
設備名
※2
電源設備
非常用高圧母線 D 系【常設】（燃料補給設備を含 燃料補給設備
む）
軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】※3
計装設備
復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）【常設】
復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）【常設】
復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）【常設】
復水移送ポンプ吐出圧力【常設】復水補給水系温度（代替循環冷却）【常設】
サプレッション・チェンバ・プール水温度【常設】格納容器下部水位【常設】ドライウェル雰囲気温度【常設】※1： 水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※2： 単線結線図を補足説明資料 50-2 に示す。
電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※3： 主要設備を用いた炉心損傷防止及び格納容器破損防止対策を成功させるために把握することが必要な原子炉施設の状態
計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

添 3.7-26

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3.7.2.2.2 主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
(1) 復水移送ポンプ
種類
容量
全揚程
最高使用圧力最高使用温度
個数
取付箇所
原動機出力

：うず巻形
：125m3/h/台：85m：1.37MPa[gage]
1.7MPa[gage]（重大事故等時における使用時の値）：66℃
85℃（重大事故等時における使用時の値）：2（予備 1）
：廃棄物処理建屋地下 3 階：55kW(2) 残留熱除去系熱交換器
容量：約 8.1MW
伝熱面積
：約
m2
個数
：1
(3) 熱交換器ユニット（6 号及び 7 号炉共用）
個数：4 式（予備 1）
最高使用圧力：淡水側 1.37MPa[gage]／海水側 1.4MPa[gage]
最高使用温度：淡水側 70 又は 90℃／海水側 80 又は 50℃
淡水側 70 又は 90℃／海水側 80 又は 40℃
設置場所：屋外又はタービン建屋
保管場所：荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所
熱交換器
伝熱容量
伝熱面積

：約 23 MW/式（海水温度 30℃において）
：約
m2/式
約
m2/式

代替原子炉補機冷却水ポンプ
種類
：うず巻形
容量
：300 m3/h/台
600 m3/h/台
全揚程：75m
最高使用圧力：1.37MPa[gage]
最高使用温度：70℃
原動機出力：110kW
200kW
個数
：2
1
添 3.7-27

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(4) 大容量送水車（熱交換器ユニット用）（6 号及び 7 号炉共用）
種類
：うず巻形
容量
：900m3/h/台
吐出圧力：1.25MPa[gage]
最高使用圧力：1.3MPa[gage]
最高使用温度
：60℃
原動機出力
：
kW
個数
：4（予備 1）
設置場所
：屋外
保管場所
：荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所

なお，水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」,電源設備については，「3.14
電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」，計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」
で示す。

添 3.7-28

3.7.2.2.3 設置許可基準規則第 43 条への適合方針
3.7.2.2.3.1 設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。

代替循環冷却系で使用する復水移送ポンプは，廃棄物処理建屋内に設置している設備であり，代替循環冷却系で使用する残留熱除去系熱交換器は，原
子炉建屋原子炉区域内に設置している設備であることから，想定される重大事故等時における廃棄物処理建屋内，原子炉建屋原子炉区域内の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，以下の表 3.7-10 に示す設計とする。
復水移送ポンプの操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室の操作スイッチから可能な設計とする。
代替循環冷却系で使用する代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニットは，
屋外の荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所に保管し，重大事故等時にタービン建屋の接続口付近の屋外又はタービン建屋内に設置する設備であり，代替原子炉補機冷却系の大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，屋外の荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所に保管し，重大事故等時に取水路付近の屋外に設置する設備であることから，想定される重大事故等時における屋外の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，以下の表 3.7-11 に示す設計とする。
熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）の操作は，想定される重大事故等時において，熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）に付属の操作スイッチにより，設置場所から可能な設計とする。風（台風）による荷重については，転倒しないことの確認を行っているが，詳細評価により転倒する結果となった場合は，転倒防止措置を講じる。
積雪の影響については，適切に除雪する運用とする。また，降水及び凍結により機能を損なわないよう防水対策を行うとともに，凍結対策を行う。さらに，使用時に海水を通水する熱交換器ユニット内の一部，及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，海水の影響を考慮した設計とし，ストレーナを設置することで異物の流入の防止を考慮した設計とする。
また，代替循環冷却系運転後における配管等の周囲の線量低減のため，フラッシングが可能な設計とする。
（50-4，50-5，50-8，50-9）

添 3.7-29

表 3.7-10 想定する環境条件及び荷重条件（復水移送ポンプ，残留熱除去系熱交換器）
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・ 廃棄物処理建屋内，原子炉建屋原子炉区域内で想定され
放射線る温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による影 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受響けない。
海水を通水する系統 海水を通水することはない。
への影響
地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）。
風（台風）・積雪
廃棄物処理建屋内，原子炉建屋原子炉区域内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。
表 3.7-11 想定する環境条件及び荷重条件（熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用））
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・ 屋外，タービン建屋内で想定される温度，圧力，湿度及放射線
び放射線条件に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による影 降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水響対策及び凍結対策を行える設計とする。
海水を通水する系統 使用時に海水を通水する機器については，海水の影響をへの影響考慮した設計とする。
地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認し，治具や輪留め等により転倒防止対策を行う。
風（台風）・積雪
屋外で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないことを評価により確認する。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

添 3.7-30代替循環冷却系で使用する復水移送ポンプの起動は，中央制御室の操作ス
イッチにより操作が可能な設計とする。また，系統構成に必要な弁操作は，中央制御室若しくは離れた場所での操作スイッチによる操作又は設置場所での手動操作が可能な設計とする。中央制御室の操作スイッチを操作するにあたり，運転員のアクセス性，操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。
また，操作対象については銘板をつけることで識別可能とし，運転員の操作及び監視性を考慮して確実に操作が可能な設計とする。想定される重大事故
等時の環境条件（被ばく影響）を考慮し，確実に操作が可能な設計とする。
代替循環冷却系で使用する代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニットは，タービン建屋外部に設置している接続口又はタービン建屋内まで屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，車両による運搬が可能な設計とする。また，設置場所であるタービン建屋脇又はタービン建
屋内にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。
代替循環冷却系で使用する代替原子炉補機冷却系の大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，取水路付近まで屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，車両による運搬が可能な設計とする。また，設置場所であるタービン建屋脇にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。
ホースの接続作業に当たっては，特殊な工具，及び技量は必要とせず，簡便な結合金具による接続及びフランジ接続並びに一般的な工具を使用することにより，確実に接続が可能な設計とする。
また，熱交換器ユニットは，付属の操作スイッチにより設置場所であるタービン建屋脇又はタービン建屋内において操作が可能な設計とし，大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，付属の操作スイッチにより設置場所である
タービン建屋脇において操作が可能な設計とする。付属の操作スイッチを操作するにあたり，運転員のアクセス性，操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，操作対象については銘板をつけることで識別可能とし，運転員の操作及び監視性を考慮して確実に操作が可能な設計とする。
その他の操作が必要な電動弁については，原子炉建屋地上 3 階（原子炉建
屋内の原子炉区域外）に設置している AM 用切替盤より，配線用しゃ断器の「入」「切」操作にて電源を切り替えた後，近傍に設置している AM 用操作盤のスイッチ操作より，遠隔で弁を開閉することが可能な設計とする。操作盤の操作
スイッチを操作するにあたり，運転員のアクセス性，操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，操作対象については銘板をつけることで識別可能とし，運転員の操作及び監視性を考慮して確実に操作が可能な設計とする。
また，代替循環冷却系運転中に残留熱除去系ストレーナが閉塞した状況を想定し，残留熱除去系ストレーナを逆洗操作することが可能な設計とする。
具体的な操作としては，残留熱除去系ポンプ炉水吸込弁及び復水補給水系からの洗浄水弁を開き，復水補給水系に可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）から外部水源を供給することにより，逆洗操作を実施する。
表 3.7-12 に操作対象機器の操作場所を示す。
（50-4，50-5, 50-8）

添 3.7-31

表 3.7-12

操作対象機器

機器名称
復水移送ポンプ(A)

状態の変化
起動・停止

中央制御室

操作方法
スイッチ操作復水移送ポンプ(B)

起動・停止

中央制御室

スイッチ操作復水移送ポンプ(C)

起動・停止

中央制御室

スイッチ操作残留熱除去系注入弁(A)弁閉→弁開スイッチ操作残留熱除去系洗浄水弁(A)弁閉→弁開

原子炉建屋地上 3 階(原子炉建屋内の原子炉区域外)
中央制御室

残留熱除去系洗浄水弁(B)

弁閉→弁開

中央制御室

スイッチ操作残留熱除去系格納容器冷却流量調節弁(B)
残留熱除去系格納容器冷却
ライン隔離弁(B)
タービン建屋負荷遮断弁

弁閉→弁開

原子炉建屋地上 3 階(原子炉建屋内の原子炉区域外)
原子炉建屋地上 3 階(原子炉建屋内の原子炉区域外)
中央制御室

スイッチ操作残留熱除去系高圧炉心注水
系第一止め弁残留熱除去系高圧炉心注水
系第二止め弁残留熱除去系最小流量バイ
パス弁(B)
残留熱除去系熱交換器出口
弁(A)
残留熱除去系熱交換器出口
弁(B)
残留熱除去系圧力抑制室プール水排水系第一止め弁(B)（6 号炉のみ）
サプレッションプール浄化
系復水貯蔵槽側吸込弁
下部ドライウェル注水流量
調節弁
下部ドライウェル注水ライ
ン隔離弁

弁閉→弁開

原子炉建屋地上 3 階(原子炉建屋内の原子炉区域外)
原子炉建屋地上 3 階(原子炉建屋内の原子炉区域外)
原子炉建屋地上 3 階(原子炉建屋内の原子炉区域外)
原子炉建屋地上 3 階(原子炉建屋内の原子炉区域外)
原子炉建屋地上 3 階(原子炉建屋内の原子炉区域外)
原子炉建屋地上 3 階(原子炉建屋内の原子炉区域外)

スイッチ操作

原子炉建屋地上 3 階(原子炉建屋内の原子炉区域外)
中央制御室

スイッチ操作

スイッチ操作

復水補給水系常／非常用連
絡 1 次止め弁
復水補給水系常／非常用連
絡 2 次止め弁
高圧炉心注水系復水貯蔵槽
出口第一元弁
高圧炉心注水系復水貯蔵槽
出口第二元弁
高圧炉心注水系復水貯蔵槽
出口第三元弁
復水移送ポンプ(A)ミニマム
フロー逆止弁後弁

弁閉→弁開

原子炉建屋地上 3 階(原子炉建屋
内の原子炉区域外)（6 号炉）
中央制御室（7 号炉）
廃棄物処理建屋地下 3 階

弁閉→弁開

廃棄物処理建屋地下 3 階

手動操作

弁開→弁閉

廃棄物処理建屋地下 3 階

手動操作

弁開→弁閉

廃棄物処理建屋地下 3 階

手動操作

弁開→弁閉

廃棄物処理建屋地下 3 階

手動操作

弁開→弁閉

廃棄物処理建屋地下 3 階

手動操作

弁閉→弁開
弁開→弁閉

弁閉→弁開
弁開→弁閉
弁開→弁閉
弁開→弁閉
弁閉→弁開

弁開→弁閉
弁閉→弁開
弁閉→弁開

操作場所

添 3.7-32

スイッチ操作

スイッチ操作
スイッチ操作

スイッチ操作
スイッチ操作
スイッチ操作
スイッチ操作
スイッチ操作

スイッチ操作

手動操作（次頁へ続く）機器名称
復水移送ポンプ(B)ミニマム
フロー逆止弁後弁
復水移送ポンプ(C)ミニマム
フロー逆止弁後弁
復水補給水系復水貯蔵槽出口弁
復水補給水系制御棒駆動系
駆動水供給元弁
熱交換器ユニット

状態の変化
弁開→弁閉

操作場所
廃棄物処理建屋地下 3 階

操作方法
手動操作

弁開→弁閉

廃棄物処理建屋地下 3 階

手動操作

弁開→弁閉

廃棄物処理建屋地下 2 階（6 号炉） 手動操作
廃棄物処理建屋地下 3 階（7 号炉）
廃棄物処理建屋地下 3 階
手動操作

代替原子炉補機冷却水ポン
プ
大容量送水車（熱交換器ユニット用）
熱交換器ユニット流量調整
弁
代替冷却水供給第二止め弁(B)
代替冷却水戻り第二止め弁(B)
残留熱除去系熱交換器(B)冷
却水出口弁

起動・停止

弁開→弁閉
起動・停止

スイッチ操作

起動・停止

タービン建屋脇又はタービン建
屋内
タービン建屋脇又はタービン建
屋内
タービン建屋脇

弁閉→弁開

熱交換器ユニット内

手動操作

弁閉→弁開

タービン建屋地上 1 階

手動操作

弁閉→弁開

タービン建屋地上 1 階

手動操作

弁閉→弁開

原子炉建屋地上 3 階(原子炉建屋内の原子炉区域外)

スイッチ操作常用冷却水供給側分離弁(B)

弁開→弁閉

中央制御室

スイッチ操作常用冷却水戻り側分離弁(B)
原子炉補機冷却水系ポンプ(B)吸込弁
原子炉補機冷却水系ポンプ(E)吸込弁
原子炉補機冷却海水ポンプ(B)電動機軸受出口弁
原子炉補機冷却海水ポンプ(E)電動機軸受出口弁
換気空調補機非常用冷却水
系冷凍機(B)冷却水温度調節
弁後弁
換気空調補機非常用冷却水
系冷凍機(D)冷却水温度調節
弁後弁
ホース

弁開→弁閉
弁開→弁閉

中央制御室
タービン建屋地下 1 階

スイッチ操作
手動操作

弁開→弁閉

タービン建屋地下 1 階

手動操作

弁開→弁閉

タービン建屋地下 1 階

手動操作

弁開→弁閉

タービン建屋地下 1 階

手動操作

弁開→弁閉

コントロール建屋地下 2 階

手動操作

弁開→弁閉

コントロール建屋地下 2 階

手動操作

ホース接続

屋外又はタービン建屋内

人力接続

添 3.7-33

スイッチ操作
スイッチ操作(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

代替循環冷却系である復水移送ポンプ及び残留熱除去系熱交換器は，表3.7-13 及び表 3.7-14 に示すように発電用原子炉の運転中に機能・性能試験，
弁動作試験が可能な設計とする。また，発電用原子炉の停止中に機能・性能試験，弁動作試験と分解検査，外観検査が可能な設計とする。
復水移送ポンプは，発電用原子炉の停止中にケーシングカバーを取り外して，ポンプ部品（主軸，軸受，羽根車等）の状態を確認する分解検査が可能な設計とする。
残留熱除去系熱交換器は，発電用原子炉の停止中に鏡板を取外して，熱交換器部品（伝熱管等）の状態を確認する分解検査が可能な設計とする。
また，発電用原子炉の運転中又は停止中に，復水貯蔵槽を水源とし，復水移送ポンプを起動させサプレッション・チェンバへ送水する試験を行うテス
トラインを設けることで，機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な系統設計とする。なお，残留熱除去系洗浄水弁（A）から原子炉圧力容器までのライン，残留熱除去系洗浄水弁（B）から原子炉格納容器までのライン，格納容器下部注水ラインについては，上記の試験に加えて，発電用原子炉の運転中
又は停止中に残留熱除去系格納容器冷却ライン隔離弁（B），残留熱除去系格
納容器冷却流量調節弁（B），下部ドライウェル注水ライン隔離弁，下部ドラ
イウェル注水流量調節弁の弁開閉試験を実施することで機能・性能が確認可
能な設計とする。
また，代替循環冷却系の流路を確保するための残留熱除去系高圧炉心注水
系第一止め弁及び残留熱除去系高圧炉心注水系第二止め弁についても，発電用原子炉の運転中又は停止中に弁開閉試験を実施することで機能・性能が確保可能な設計とする。これらの試験を組み合わせることにより，代替循環冷
却系の機能を確認できる設計とする。
（50-6）

添 3.7-34

表 3.7-13 復水移送ポンプの試験及び検査
発電用原子炉の
項目
内容
状態
運転中
機能・性能試験 運転性能，漏えいの確認
弁動作試験
停止中

弁開閉動作の確認

機能・性能試験 運転性能，漏えいの確認
弁動作試験

弁開閉動作の確認

分解検査

ポンプ部品の表面状態を，試験及び目視により確認
ポンプ外観の確認

外観検査
表 3.7-14
発電用原子炉の
状態
運転中

停止中

残留熱除去系熱交換器の試験及び検査項目

内容

機能・性能試験

漏えいの確認機能・性能試験

漏えいの確認

分解検査

熱交換器部品の表面状態を，試験及び目視により確認

外観検査

熱交換器外観の確認

代替原子炉補機冷却系は，表 3.7-15 に示すように発電用原子炉の運転中又は停止中に，各機器の機能・性能試験，分解検査及び外観検査並びに弁動作試験が可能な設計とする。
代替原子炉補機冷系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に車両としての運転状態の確認が可能な設計とする。
発電用原子炉の運転中又は停止中の試験・検査として，熱交換器ユニットのうち，熱交換器はフレームを取り外すことでプレート式熱交換器の状態を試験及び目視により確認する分解検査又は取替えが可能な設計とする。代替
原子炉補機冷却水ポンプは，ケーシングカバーを取り外して，ポンプ部品（主軸，軸受，羽根車等）の状態を試験及び目視により確認する分解検査又は取替えが可能である。大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，ケーシングを取り外すことでポンプ部品（主軸，軸受，羽根車等）の状態を試験及び目視により確認する分解検査又は取替えが可能な設計とする。
運転性能の確認として，熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）流量，系統（ポンプ廻り）の振動，異音，異臭及び漏えいの確認を行うことが可能な設計とする。
発電用原子炉の運転中又は停止中の試験・検査として，系統を構成する弁は，単体で動作確認可能な設計とする。

添 3.7-35

ホースの外観検査として，機能・性能に影響を及ぼすおそれのある亀裂，
腐食等がないことの確認を行うことが可能な設計とする。
（50-6）

表 3.7-15 代替原子炉補機冷却系の試験及び検査
発電用原子炉項目
内容の状態
運転中又は停 機能・性能試験
運転性能，漏えいの確認
止中
弁動作試験
弁開閉動作の確認
分解検査

熱交換器及びポンプ部品の表面状態を，試験及び目視により確認
又は必要に応じて取替え
熱交換器，ポンプ及びホースの外観の確認車両としての運転状態の確認

外観検査
車両検査

(4) 切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

代替循環冷却系である復水移送ポンプは，本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備であることから，想定される重大事
故等時において，通常時に使用する系統から速やかに切替え操作が可能なよ
うに，弁を中央制御室から遠隔操作が可能とする設計とするか，又は，弁を現場で速やかに操作できる配置上の考慮がなされた設計とする。残留熱除去
系熱交換器は，本来の用途以外の用途には使用しない。
また，代替循環冷却系のバイパス流を防止するため，代替循環冷却系の主ラインからの分岐部については，主ラインから最も近い弁（第一止め弁）で閉止する運用とする。事故時の対応に支障を来たす等の理由から第一止め弁が閉止できないライン（非常用炉心冷却系ポンプ封水ライン等）についても，
代替循環冷却系のバイパス流を防止するため，第一止め弁以降の弁で閉止されたバウンダリ構成とし，このバウンダリ範囲においては，適切な地震荷重との組合せを考慮した上でバウンダリ機能が喪失しない設計とする。

添 3.7-36

代替原子炉補機冷却系である熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，本来の用途以外の用途には使用しない。
なお，通常時に使用する系統である原子炉補機冷却系から重大事故等時に対処するために代替原子炉補機冷却系に系統を切り替える場合，切り替え操作としては，弁開閉操作（原子炉補機冷却系ポンプ吸込弁 2 弁を閉操作，熱交換器ユニットの接続ラインの 2 弁を開操作，残留熱除去系熱交換器冷却水
出口弁を開操作），ホース敷設及び接続作業，熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）の移動，設置，起動操作を行う。弁については
中央制御室での操作スイッチによる操作とともに，現場での手動ハンドル操作も可能な設計とし，容易に操作可能とする。
熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）の移動，設置，起動操作及び系統の切替えに必要な弁操作については，図 3.7-5 で示すタイ
ムチャートのとおり速やかに切替えが可能である。
（50-5）
経過時間（分）
10

20

30

40

50

60

70

80

90

100

備考

代替循環冷却系運転開始 90分
手順の項目

要員（数）

65分

復水移送ポンプ停止

通信連絡設備準備，系統構成(1)ポン プ 停止，系統構成(2)中央制御室運転員Ａ，Ｂ

2
ポン プ 起動，注水開始

移動，系統構成(1)

代替循環冷却系による原子炉格納容
器内の減圧及び除熱

現場運転員Ｃ，Ｄ

2

系統構成(2)

移動，電源確保（MCC C,D系⇒AM用MCC）
系統構成(1)

現場運転員Ｅ，Ｆ

系統構成(2)2

経過時間（時間）
1

手順の項目

2

3

4

5

6

7

8

9

10

備考

代替循環冷却系使用時における代替原子炉補機冷却系による補機冷却水供給 9時間要員（数）通信連絡設備準備，系統構成

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

2

現場運転員Ｃ，Ｄ

2

緊急時対策要員13 ※1

移動，電源確保(15分)

代替循環冷却系使用時における代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保

系統構成(1時間40分)

大容量送水車（熱交換器ユニット用），熱交換器ユニット他移動※1

主配管（可搬型）等の接続
補機冷却水の供給，流量調整

炉心の著しい損傷が発生した場合において代替原子炉補機冷却系を設置する場合，作業時の被ばくによる影響を低減するため，
緊急時対策要員を2班体制とし，交替して対応する。

図 3.7-5

代替循環冷却系のタイムチャート＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての 1.7 で示すタイムチャート(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
添 3.7-37

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1
す。

多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示

代替循環冷却系は重大事故等時に残留熱除去系と高圧炉心注水系を繋ぐことで系統を構成するが，通常時は，残留熱除去系高圧炉心注水系第一止め弁
及び残留熱除去系高圧炉心注水系第二止め弁を常時閉とすることで，残留熱除去系と高圧炉心注水系に対して相互に悪影響を及ぼさない設計とする。また，代替循環冷却系は，通常時は残留熱除去系洗浄水弁(A)及び(B)を閉止することで隔離する系統構成としており，残留熱除去系に対して悪影響を及ぼさない設計とする。他系統との隔離弁を表 3.7-16 に示す。
代替循環冷却系を用いる場合は，弁操作によって，通常時の系統構成から重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
また，サプレッション・チェンバのプール水に含まれる放射性物質の系外放出を防止するため，代替循環冷却系は閉ループにて構成する設計とする。
代替循環冷却系で使用する代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニットと大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，通常時は接続先の系統と分離して保管することで，他の設備に悪影響を及ぼさない運用とする。
また，原子炉補機冷却系と代替原子炉補機冷却系を同時に使用しない運用とすることで，相互の機能に悪影響を及ぼさない設計とする。
代替原子炉補機冷却系を用いる場合は，接続，弁操作等によって，通常時の系統構成から重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
熱交換器ユニットと大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，治具や輪留めによる固定等をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
熱交換器ユニットと大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，飛散物となって他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
（50-4，50-5，50-6）

表 3.7-16
取合系統
残留熱除去系
高圧炉心注水系

残留熱除去系

他系統との隔離弁

系統隔離弁
残留熱除去系高圧炉心注水系
第一止め弁
残留熱除去系高圧炉心注水系
第二止め弁
残留熱除去系洗浄水弁(A)

駆動方式
電動駆動

残留熱除去系洗浄水弁(B)電動駆動

添 3.7-38

電動駆動
電動駆動

動作
通常時閉
電源喪失時閉通常時閉
電源喪失時閉通常時閉
電源喪失時閉通常時閉
電源喪失時閉(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない
設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。

代替循環冷却系及び代替原子炉補機冷却系の系統構成に必要な機器の設置
場所，操作場所を表 3.7-17 に示す。このうち，復水移送ポンプ，タービン建屋負荷遮断弁，原子炉建屋内に設置されている弁のうち残留熱除去系洗浄水
弁(A)及び(B)，下部ドライウェル注水流量調節弁，下部ドライウェル注水ラ
イン隔離弁（7 号炉のみ），常用冷却水供給側分離弁(B)，常用冷却水戻り側分
離弁(B)については中央制御室から操作を可能とし，それ以外の原子炉建屋内に設置されている弁については放射線の影響を考慮し，原子炉建屋内の原子炉区域外に AM 用切替盤，AM 用操作盤を設置し，遠隔操作が可能な設計とする。
その他，廃棄物処理建屋，タービン建屋，コントロール建屋で手動弁の操作が必要であるが，操作は代替循環冷却系起動前の状況のため，アクセス及び操作への放射線による大きな影響はない。
なお，屋外又はタービン建屋内にホースを敷設する場合は，放射線量を確認して，適切な放射線対策に基づき作業安全を確保した上で作業を実施する。
また，代替循環冷却系を運転すると，系統配管廻りが高線量になる可能性があり，操作に必要な機器に近づけないおそれがあるため，運転開始後に操作が必要な弁，ポンプについては遠隔操作可能な設計とする。
代替循環冷却系の運転開始後において系統の配管周辺が高線量になる範囲
を最小限にするため，主ラインからの分岐部については，主ラインから最も近い弁（第一止め弁）で閉止する運用とする。事故時の対応に支障を来たす等の理由から第一止め弁が閉止できないライン（非常用炉心冷却系ポンプ封水ライン等）についても，高線量となる範囲が限定的となるよう，第一止め弁以降の弁で閉止されたバウンダリ構成とし，このバウンダリ範囲においては，適切な地震荷重との組合せを考慮した上でバウンダリ機能が喪失しない設計とする。
また，代替循環冷却系が機能喪失した場合に必要な操作及び監視，代替循
環冷却系の運転と同時に必要な操作，代替循環冷却系運転時に必要な復旧作業（残留熱除去系の復旧作業）において，放射線によるアクセス性への影響を低減するため，高線量が想定される箇所については遮蔽体を配備する等の適切な放射線防護対策を行う。
なお，代替循環冷却系運転後長期における系統廻りの線量低減対策として，
系統水を入れ替えるためにフラッシング可能な設計としている。具体的な操作としては，残留熱除去系ポンプのサプレッション・プール吸込弁を閉じ，復水補給水系からの洗浄水弁を開き，復水補給水系に可搬型代替注水ポンプ
添 3.7-39

（A-2 級）から外部水源を供給することにより，系統のフラッシングを実施する。
（50-4，50-8）
表 3.7-17 操作対象機器設置場所
機器名称

設置場所

操作場所

復水移送ポンプ(A)

廃棄物処理建屋地下 3 階

中央制御室

復水移送ポンプ(B)

廃棄物処理建屋地下 3 階

中央制御室

復水移送ポンプ(C)

廃棄物処理建屋地下 3 階

中央制御室

残留熱除去系注入弁(A)原子炉建屋地上 1 階

残留熱除去系洗浄水弁(A)

原子炉建屋地上 1 階

原子炉建屋地上 3 階(原子炉建屋内の原子炉区域外)
中央制御室

残留熱除去系洗浄水弁(B)

原子炉建屋地上 1 階

中央制御室

残留熱除去系格納容器冷却流量調節弁(B)
残留熱除去系格納容器冷却ラ
イン隔離弁(B)
タービン建屋負荷遮断弁

原子炉建屋地上 1 階

原子炉建屋地上 3 階(原子炉建屋内の原子炉区域外)
原子炉建屋地上 3 階(原子炉建屋内の原子炉区域外)
中央制御室

残留熱除去系高圧炉心注水系
第一止め弁
残留熱除去系高圧炉心注水系
第二止め弁
残留熱除去系最小流量バイパ
ス弁(B)
残留熱除去系熱交換器出口弁(A)
残留熱除去系熱交換器出口弁(B)
残留熱除去系圧力抑制室プール水排水系第一止め弁(B)（6号炉のみ）
サプレッションプール浄化系
復水貯蔵槽側吸込弁
下部ドライウェル注水流量調
節弁下部ドライウェル注水ライン
隔離弁

復水補給水系常／非常用連絡1 次止め弁

原子炉建屋地上 1 階
タービン建屋地下中 2 階（6 号炉）
廃棄物処理建屋地下 3 階(7 号炉)
原子炉建屋地下 3 階
原子炉建屋地下 3 階
原子炉建屋地下 2 階
原子炉建屋地下 3 階
原子炉建屋地下 3 階
原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階
原子炉建屋地下 1 階(6 号炉)
原子炉建屋地下 2 階(7 号炉)
原子炉建屋地下 1 階(6 号炉)
原子炉建屋地下 2 階(7 号炉)
廃棄物処理建屋地下 3 階

原子炉建屋地上 3 階(原子炉建屋内の原子炉区域外)
原子炉建屋地上 3 階(原子炉建屋内の原子炉区域外)
原子炉建屋地上 3 階(原子炉建屋内の原子炉区域外)
原子炉建屋地上 3 階(原子炉建屋内の原子炉区域外)
原子炉建屋地上 3 階(原子炉建屋内の原子炉区域外)
原子炉建屋地上 3 階(原子炉建屋内の原子炉区域外)
原子炉建屋地上 3 階(原子炉建屋内の原子炉区域外)
中央制御室

原子炉建屋地上 3 階(原子炉建屋
内の原子炉区域外)（6 号炉）
中央制御室（7 号炉）
廃棄物処理建屋地下 3 階（次頁へ続く）添 3.7-40

機器名称

設置場所

復水補給水系常／非常用連絡2 次止め弁
高圧炉心注水系復水貯蔵槽出口第一元弁
高圧炉心注水系復水貯蔵槽出口第二元弁
高圧炉心注水系復水貯蔵槽出口第三元弁
復水移送ポンプ(A)ミニマム
フロー逆止弁後弁
復水移送ポンプ(B)ミニマム
フロー逆止弁後弁
復水移送ポンプ(C)ミニマム
フロー逆止弁後弁
復水補給水系復水貯蔵槽出口
弁

廃棄物処理建屋地下 3 階

廃棄物処理建屋地下 3 階

廃棄物処理建屋地下 3 階

廃棄物処理建屋地下 3 階

廃棄物処理建屋地下 3 階

廃棄物処理建屋地下 3 階

廃棄物処理建屋地下 3 階

廃棄物処理建屋地下 3 階

廃棄物処理建屋地下 3 階

廃棄物処理建屋地下 3 階

廃棄物処理建屋地下 3 階

廃棄物処理建屋地下 3 階

廃棄物処理建屋地下 3 階

廃棄物処理建屋地下 3 階

廃棄物処理建屋地下 2 階（6 号炉）
廃棄物処理建屋地下 3 階（7 号炉）
廃棄物処理建屋地下 3 階

廃棄物処理建屋地下 2 階（6 号炉）
廃棄物処理建屋地下 3 階（7 号炉）
廃棄物処理建屋地下 3 階

タービン建屋脇又はター
ビン建屋内
タービン建屋脇又はター
ビン建屋内
タービン建屋脇

タービン建屋脇又はタービン建
屋内
タービン建屋脇又はタービン建
屋内
タービン建屋脇

熱交換器ユニット内

熱交換器ユニット内

代替冷却水供給第二止め弁(B)
代替冷却水戻り第二止め弁(B)
残留熱除去系熱交換器(B)冷
却水出口弁
常用冷却水供給側分離弁(B)

タービン建屋地上 1 階

タービン建屋地上 1 階

タービン建屋地上 1 階

タービン建屋地上 1 階

原子炉建屋地下 2 階
原子炉建屋地下 2 階

原子炉建屋地上 3 階(原子炉建屋内の原子炉区域外)
中央制御室

常用冷却水戻り側分離弁(B)

原子炉建屋地下 2 階

中央制御室

原子炉補機冷却水系ポンプ(B)吸込弁
原子炉補機冷却水系ポンプ(E)吸込弁
原子炉補機冷却海水ポンプ(B)電動機軸受出口弁（7 号炉
のみ）

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

原子炉補機冷却海水ポンプ(E)電動機軸受出口弁（7 号炉

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

復水補給水系制御棒駆動系駆動水供給元弁熱交換器ユニット
代替原子炉補機冷却水ポンプ
大容量送水車（熱交換器ユニット用）
熱交換器ユニット流量調整弁

添 3.7-41

操作場所（次頁へ続く）機器名称
のみ）
換気空調補機非常用冷却水系
冷凍機(B)冷却水温度調節弁
後弁
換気空調補機非常用冷却水系
冷凍機(D)冷却水温度調節弁
後弁
ホース

設置場所

操作場所

コントロール建屋地下 2 階

コントロール建屋地下 2 階

コントロール建屋地下 2 階

コントロール建屋地下 2 階

屋外又はタービン建屋内

屋外又はタービン建屋内

添 3.7-42

3.7.2.2.3.2

設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 2 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。

代替循環冷却系は，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても原子炉格納容器の破損を防止するとともに，原
子炉格納容器の除熱をする設計とする。
代替循環冷却系で使用する復水移送ポンプは，設計基準対象施設の復水補給水系と兼用しており，設計基準対象施設としての復水移送ポンプ 2 台におけるポンプ流量が，炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器の破損を防止するために必要な流量に対して十分であるため，設計基準
対象施設と同仕様の設計とする。
代替循環冷却系の流量としては，炉心損傷後の原子炉格納容器破損防止の重要事故シーケンスのうち，「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）代替循環冷却系を使用する場合」に係る有効性評価解析（原子炉設置変更許可申請書添付書類十）において有効性が確認されている循環
流量が 190 m3/h（原子炉圧力容器への注入流量が 90 m3/h，原子炉格納容器へのスプレイ流量が 100 m3/h ）又は，「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」に係る有効性評価解析（原子炉設置変更許可申請書添付書類十）において有効性が確認されている循環流量が 190 m3/h（原子炉格納容器下部への注入流量が 50 m3/h，原子炉格納容器へのスプレイ流量が 140 m3/h）である。
復水移送ポンプは 1 台あたり 95 m3/h 以上の流量を確保可能なため，2 台使用する設計とする。
復水移送ポンプは，水源と移送先の圧力差，静水頭，機器圧損，配管及び弁類圧損を考慮し，復水移送ポンプ 2 台運転で循環流量 190m3/h 達成可能な揚程で設計する。
代替循環冷却系で使用する残留熱除去系熱交換器は，設計基準事故対処設
備の残留熱除去系と兼用しており，設計基準事故対処設備としての伝熱容量が，炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器の破損を防止するために必要な伝熱容量に対して十分であるため，設計基準事故対処設
備と同仕様で設計する。
残留熱除去系熱交換器の容量は，重大事故等対処設備として使用する場合
における熱交換量がサプレッション・チェンバのプール水温約 160℃の場合において約 17MW であるが，重大事故等対処設備として想定する条件での必要伝熱面積に対して，設計基準事故対処設備として想定する条件での必要伝熱面積が大きいことから，設計基準事故対処設備としての海水温度 30℃，サプレ
ッション・チェンバのプール水温 52℃の場合の熱交換量約 8.1MW とする。
（50-7）
添 3.7-43

(2) 共用の禁止（設置許可基準規則第 43 条第 2 項二）(ⅰ) 要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉
施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。
(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1
す。

多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示

代替循環冷却系の復水移送ポンプ及び残留熱除去系熱交換器は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。

(3) 設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 2 項三）(ⅰ) 要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1
す。

多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示

代替循環冷却系は重大事故緩和設備であり，代替する設計基準事故対処設
備はないものと整理するが，原子炉格納容器の過圧破損防止の同一目的である格納容器圧力逃がし装置に対して，共通要因によって同時に機能を損なわないよう，原理の異なる冷却及び原子炉格納容器の減圧手段を用いることで多様性を有する設計とする。また，非常用交流電源設備（非常用ディーゼル発電機）に対して多様性を有する常設代替交流電源設備（第一ガスタービン
発電機）又は可搬型代替交流電源設備（電源車）からの給電により駆動できる設計とする。
格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置及びよう素フィルタ並びにラプチャーディスクは原子炉建屋近傍の屋外に設置し，代替循環冷却系の復水移送ポンプは廃棄物処理建屋内に，残留熱除去系熱交換器及びサプレッション・
チェンバは原子炉建屋内に設置することで共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
復水移送ポンプは，設計基準事故対処設備である残留熱除去系ポンプと共通要因によって同時に機能が損なわれるおそれがないよう，位置的分散を図る設計とする。また，電源，冷却水を含むサポート系は独立性を有した設計としており，それぞれ異なる電源から供給することで多様性を有した設計とする。
添 3.7-44

代替原子炉補機冷却系の常設設備である熱交換器ユニット接続口から原子炉補機冷却系に繋がるまでの弁及び配管は，設計基準事故対処設備である原子炉補機冷却系と共通要因によって同時に機能が損なわれないよう，可搬型
重大事故等設備として熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）を設置する。
「(7) 設計基準事故対処設備及び常設重大事故防止設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 3 項七）」の適合性で示す。
（50-2，50-4，50-5）

添 3.7-45

3.7.2.2.3.3
設置許可基準規則第 43 条第 3 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 3 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量に加え，十分に余裕のある容量を有するものであること。
(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。

代替循環冷却系で使用する代替原子炉補機冷却系は，炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器の破損を防止するために必要な伝熱容量を有する設計とする。
代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去系熱交換器で発生した熱を除去するために必要な伝熱容量及びポンプ流量を有す
る熱交換器ユニット 1 セット 1 式と大容量送水車（熱交換器ユニット用）1
セット 1 台を使用する。
熱交換器ユニットの容量は熱交換容量約 23MW として，大容量送水車（熱交換器ユニット用）の容量は流量 900m3/h として設計し，代替原子炉補機冷却系を使用する有効性評価「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）代替循環冷却系を使用する場合」において事故発生 22.5 時間後に代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水及び格納容器スプレイの同時運転を行った場合，又は有効性評価「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」において事故発生 20.5 時間後に代替循環冷却系による原子炉格納容器
下部への注水及び格納容器スプレイの同時運転を行った場合に，同時に代替
原子炉補機冷却系を用いて燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プールの冷却を行った場合の冷却効果を確保可能な設計とする。
また，熱交換器ユニットの保有数は，6 号及び 7 号炉共用で 4 セット 4 式に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1
セット（6 号及び 7 号炉共用）の合計 5 式を保管する。大容量送水車（熱交換器ユニット用）の保有数は，6 号及び 7 号炉共用で 4 セット 4 台に加えて，
故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 式（6 号及び 7 号炉共用）の合計 5 台を保管する。
（50-7）(2) 確実な接続（設置許可基準規則第 43 条第 3 項二）(ⅰ) 要求事項
常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。）と接続するものにあっては，当該常設設備と容易かつ確実に接続することができ，かつ，二以上の系統又は発電用原子炉施設が相互に使用することができるよう，接続部の規格の統一その他の適切な措置を講じたものであること。

添 3.7-46

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

代替循環冷却系で使用する代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニットを接続するためのホースは，タービン建屋側の接続口と口径を統一しかつフランジ接続とすることで，常設設備と確実に接続ができる設計とする。また，6号及び 7 号炉が相互に使用することができるよう，それぞれの熱交換器ユニット及びホースは，6 号及び 7 号炉に接続可能な設計とする。
また，代替原子炉補機冷却系の大容量送水車（熱交換器ユニット用）を接続するためのホースは，熱交換器ユニットの接続口と口径を統一しかつ簡便な接続方式である結合金具による接続とすることで，確実に接続ができる設計とする。
（50-8）(3) 複数の接続口（設置許可基準規則第 43 条第 3 項三）(ⅰ) 要求事項
常設設備と接続するものにあっては，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外から水又は電力を供給するものに限る。）の接続口をそれぞれ互いに異なる
複数の場所に設けるものであること。
(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1
す。

多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示

代替循環冷却系で使用する代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニットの接続箇所である接続口は，重大事故等時の環境条件，自然現象，外部人為事象，
溢水及び火災の影響により接続できなくなることを防止するため，接続口を格納容器圧力逃し装置のフィルタ装置及びよう素フィルタとの離隔を考慮し，
6 号炉についてはタービン建屋西側から建屋外と建屋内に接続できる箇所を 1個ずつ計 2 個設け，7 号炉についてはタービン建屋南側及び西側から接続できる箇所を 1 個ずつ計 2 個設けることで，互いに異なる複数の場所に接続口を設ける設計とする。なお，代替循環冷却系は残留熱除去系 B 系の熱交換器を使用するため，残留熱除去系 A 系側の接続口（熱交換器ユニットとの接続口）
については使用しない。
（50-8）(4) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項四）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において可搬型重大事故等対処設備を設置場所に据え付け，及び常設設備と接続することができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置そ
添 3.7-47

の他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。

代替循環冷却系で使用する代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，格納容器ベントを実施していない
状況で屋外に設置する設備であり，想定される重大事故等が発生した場合における放射線を考慮しても，線源からの離隔距離をとることにより，これら設備の設置及び常設設備との接続が可能とする。また，現場での接続作業に当たって，簡便な結合金具による接続方式及びフランジ接続方式により，確実に速やかに接続が可能な設計とする。
（50-8）(5)
保管場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項五）(ⅰ) 要求事項
地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管すること。
(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1
す。

多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示

代替循環冷却系で使用する代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響，設計基準事故
対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮し，原子炉補機
冷却水ポンプ，格納容器圧力逃がし装置と位置的分散を図り，発電所敷地内の高台にある荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所の複数箇所に分散して保管する。
（50-4，50-9）(6)アクセスルートの確保（許可基準規則第 43 条第 3 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，工場等内の道路及び通路が確保できるよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

添 3.7-48

代替循環冷却系で使用する代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，通常時は高台に保管しており，想定される重大事故等が発生した場合においても，可搬型重大事故等対処設備の運搬，移動に支障をきたすことのないよう，迂回路も考慮して複数のアクセスルートを確保する。（『可搬型重大事故等対処設備保管場所及びアクセス
ルートについて』参照）（50-10）(7)

設計基準事故対処設備及び常設重大事故防止設備との多様性（設置許可基準
規則第 43 条第 3 項七）

(ⅰ)

要求事項
重大事故防止設備のうち可搬型のものは，共通要因によって，設計基準事
故対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設重大事故防止設備の重大事故等に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。

(ⅱ)

適合性
基本方針については，「2.3.1
す。

多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示

代替循環冷却系で使用する代替原子炉補機冷却系は，設置許可基準規則第50 条においては重大事故緩和設備であるが，熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，共通要因によって，設計基準事故対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設重大事
故防止設備の重大事故等に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，設計基準事故対処設備である原子炉補機冷却系及び原子炉格納容器の過圧破損防止の同一目的である格納容器圧力逃がし装置と表 3.7-18 で示すとおり多様性，位置的分散を図る。また，最終ヒートシンクについても，原子炉補機冷却系及び代替原子炉
補機冷却系が海であることに対し，格納容器圧力逃がし装置は大気とし，多様性を有する設計とする。
（50-2，50-4，50-5，50-8，50-9）

添 3.7-49

表 3.7-18

代替原子炉補機冷却系の多様性，位置的分散

設計基準事故対処設備項目

重大事故等対処設備

原子炉補機冷却系

格納容器圧力
逃がし装置

ポンプ
（淡水）

原子炉補機冷却水ポンプ＜タービン建屋＞

―

ポンプ
（海水）

原子炉補機冷却海水ポンプ＜タービン建屋＞―

熱交換器

原子炉補機冷却水系熱交換器＜タービン建屋＞―最終
ヒートシンク

海

大気

駆動電源

非常用交流電源設備（非常用ディーゼル発電機）＜原子炉建屋＞

不要

添 3.7-50

代替原子炉補機冷却系
熱交換器ユニット（代替原子炉補機冷却水ポンプ）＜屋外＞
大容量送水車（熱交換器ユニット用）＜屋外＞
熱交換器ユニット（熱交換器）＜屋外＞
海不要（大容量送水車（熱交換器ユ
ニット用）
）
＜屋外＞

可搬型代替交流電源設備(電源車)（熱交換器ユニット(代替
原子炉補機冷却水ポンプ)）＜屋外＞＜＞内は設置場所を示す。

3.7.3 その他設備
3.7.3.1 格納容器 pH 制御設備
3.7.3.1.1 設備概要
格納容器圧力逃がし装置を使用する際，原子炉格納容器内が酸性化することを防止し，サプレッション・チェンバのプール水中によう素を保持することでよう素の放出量を低減するために，格納容器 pH 制御設備を設ける。なお，本設備は事業者の自主的な取り組みで設置するものである。
炉心の著しい損傷が発生した場合，溶融炉心に含まれるよう素がサプレッショ
ン・チェンバのプール水へ流入し溶解する。また，原子炉格納容器内のケーブル
被覆材には塩素等が含まれており，重大事故等時にケーブルの放射線分解と熱分解により塩酸等の酸性物質が大量に発生するため，サプレッション・チェンバのプール水が酸性化する可能性がある。サプレッション・チェンバのプール水が酸性化すると，水中に溶解しているよう素が有機よう素としてサプレッション・チ
ェンバの気相部へ放出されるという知見がある。そこで，サプレッション・チェ
ンバのプール水をアルカリ性に保つため，pH 制御として水酸化ナトリウムをサプ
レッション・チェンバに注入する。よう素の溶解量と pH の関係については，米国の論文＊１にまとめられており，サプレッション・チェンバのプール水をアルカ
リ性に保つことで，気相部へのよう素の移行を低減することが期待できる。
本系統は，復水移送ポンプの吸込配管に水酸化ナトリウムを注入させ，ドライ
ウェルスプレイの配管，サプレッション・チェンバスプレイの配管，格納容器下部注水系の配管から原子炉格納容器内に薬液を注入する構成とする。
本系統は，廃棄物処理建屋に設置している薬液タンク隔離弁（2 弁）を中央制
御室からの遠隔操作，又は現場での操作により開操作することで，復水移送ポン
プの吸込配管に薬液を混入させる。
＊１：米国原子力規制委員会による研究（NUREG-1465）や，米国 Oak Ridge National Laboratory
による論文（NUREG/CR-5950）によると，pH が酸性側になると，水中に溶解していたよう素が気体となって気相部に移行するとの研究結果が示されている。NUREG-1465 では，原子炉格納容器内に放出されるよう素の化学形態と，よう素を水中に保持するための pH
制御の必要性が整理されている。また，NUREG/CR-5950 では，酸性物質の発生量と pH が酸性側に変化していく経過を踏まえて，pH 制御の効果を達成するための考え方が整理されている。これらの論文での評価内容を参照し，6 号及び 7 号炉の状況を踏まえ，サプ
レッション・チェンバへのアルカリ薬液の注入時間及び注入量を算定している。

3.7.3.1.2 他設備への悪影響について
格納容器 pH 制御設備を使用することで，アルカリ薬液である水酸化ナトリウ
ムを原子炉格納容器へ注入する。この際，悪影響として懸念されるのは，・アルカリとの反応で原子炉格納容器が腐食することによる，原子炉格納容器
バウンダリのシール性への影響
・アルカリとの反応で水素ガスが発生することによる原子炉格納容器の圧力上
昇，及び水素燃焼である。このうち，原子炉格納容器の腐食については，pH 制御したサプレッショ
ン・チェンバのプール水の水酸化ナトリウムは低濃度であり，原子炉格納容器バ
ウンダリを主に構成しているステンレス鋼や炭素鋼の腐食領域ではないため悪影響はない。同様に，原子炉格納容器のシール材についても耐アルカリ性を確認
添 3.7-51

した改良 EPDM を使用することから，原子炉格納容器バウンダリのシール性に対する悪影響はない。
また，水素ガスの発生については，原子炉格納容器内では配管の保温材やグレーチングに両性金属であるアルミニウムや亜鉛を使用しており，水酸化ナトリウ
ムと反応することで水素ガスが発生する。しかしながら，原子炉格納容器内のア
ルミニウムと亜鉛が全量反応し水素ガスが発生すると仮定しても，ジルコニウム－水反応で発生する水素量に比べて十分少ないため，原子炉格納容器の異常な圧力上昇は生じない。さらに，原子炉格納容器内は窒素ガスにより不活性化されており，本反応では酸素ガスの発生がないことから，水素ガスの燃焼も発生しない。
（50-11）

添 3.7-52

3.7.3.2 可搬型格納容器窒素供給設備
3.7.3.2.1 設備概要
原子炉格納容器内の水蒸気凝縮による負圧破損を防止するとともに原子炉格
納容器内の可燃性ガス濃度を低減するために可搬型格納容器窒素供給設備を設ける。なお，本設備は事業者の自主的な取り組みで設置するものである。また，
本設備は事故後 8 日目以降に使用するものである。
重大事故等時に放射線分解により可燃性ガスが発生した場合，発電用原子炉運転中は常時原子炉格納容器内を窒素ガスで置換しているため，事故発生直後に可燃性ガス濃度が可燃限界に至ることはないが，事故後 8 日目以降は，可燃性ガス
濃度が可燃限界に至る可能性がある。また，崩壊熱の減少により原子炉格納容器
内の水蒸気発生量が減少することにより原子炉格納容器内が負圧に至る可能性がある。そのため，可燃性ガス濃度を可燃限界以下に抑制し，原子炉格納容器の負圧破損を防止するため，可搬型格納容器窒素供給設備による窒素供給を行う。
本系統は，可燃性ガス濃度制御系配管に接続治具を用いてホースを接続し，可搬型大容量窒素供給装置を現場にて操作することで，発生した窒素ガスをドライ
ウェル及びサプレッション・チェンバに供給可能な設計とする。
（50-11）

添 3.7-53

3.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備【51 条】【設置許可基準規則】（原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備）
第五十一条 発電用原子炉施設には，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，溶融し，原子炉格納容器の下部に落下した炉心を冷却するために必要な設備を設けなければならない。
（解釈）
１ 第 51 条に規定する「溶融し，原子炉格納容器の下部に落下した炉心を冷却するために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。なお，原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却は，溶融炉心・コンクリート相互作用(MCCI)を抑制すること及び溶融炉心が拡がり原子炉
格納容器バウンダリに接触することを防止するために行われるものである。
ａ）原子炉格納容器下部注水設備を設置すること。原子炉格納容器下部注水設備とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
ⅰ）原子炉格納容器下部注水設備（ポンプ車及び耐圧ホース等）を整備すること。
（可搬型の原子炉格納容器下部注水設備の場合は，接続する建屋内の流路をあらかじめ敷設すること。）
ⅱ）原子炉格納容器下部注水設備は，多重性又は多様性及び独立性を有し，位置的分散を図ること。（ただし，建屋内の構造上の流路及び配管を除く。）
ｂ）これらの設備は，交流又は直流電源が必要な場合は代替電源設備からの給電を可能とすること。

添 3.8-1

3.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備
3.8.1 設置許可基準規則第 51 条への適合方針
炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，溶融し，原子炉格納容器の下部に落下した炉心を冷却するために必要な重大事
故等対処設備として，格納容器下部注水系（常設）及び格納容器下部注水系（可搬型）を設ける。
原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心を冷却することで，溶融炉心・コンクリ
ート相互作用（MCCI）を抑制し，溶融炉心が拡がり原子炉格納容器バウンダリに接触することを防止するために必要な重大事故等対処設備として，格納容器下部注水系（常設），格納容器下部注水系（可搬型）及びコリウムシールドを設ける。
(1) 格納容器下部注水系（常設）の設置（設置許可基準規則解釈の第 1 項 a）ⅰ)，ⅱ)）
炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，溶融し，原子炉格納容器の下部に落下した炉心を冷却するため，常設重大事故等対処設備として格納容器下部注水系（常設）を使用する。
格納容器下部注水系（常設）は，廃棄物処理建屋に配置された復水移送ポンプを用い，格納容器下部注水系（可搬型）とは異なる復水貯蔵槽を水源として原子炉格納容器下部へ注水できる設計とする。
また，溶融炉心が落下するまでに原子炉格納容器下部にあらかじめ十分な水位を確保するとともに，落下した溶融炉心を冷却できる設計とする。
なお，炉心損傷後に原子炉圧力容器底部が破損し，溶融炉心が原子炉圧力容器から原子炉格納容器下部へと落下する場合に，ドライウェル高電導度廃液サンプ
及びドライウェル低電導度廃液サンプへの溶融炉心の流入を抑制し，かつ格納容器下部注水系（常設）と合わせて，サンプ底面のコンクリートの浸食を抑制し，溶融炉心が原子炉格納容器バウンダリに接触することを防止するために，原子炉格納容器下部にコリウムシールドを設置する。
(2) 格納容器下部注水系（可搬型）の設置（設置許可基準規則解釈の第 1 項 a）ⅰ)，
ⅱ)）
炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，溶融し，原子炉格納容器の下部に落下した炉心を冷却するため，常設重大事故等対処設備として格納容器下部注水系（可搬型）を使用する。
格納容器下部注水系（可搬型）は，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を用い，格納容器下部注水系（常設）とは異なる代替淡水源（淡水貯水池及び防火水槽）
又は海を水源として，原子炉格納容器下部へ注水できる設計とする。
また，溶融炉心が落下するまでに原子炉格納容器下部にあらかじめ十分な水位を確保するとともに，落下した溶融炉心を冷却できる設計とする。
なお，炉心損傷後に原子炉圧力容器底部が破損し，溶融炉心が原子炉圧力容器から原子炉格納容器下部へと落下する場合に，ドライウェル高電導度廃液サンプ
及びドライウェル低電導度廃液サンプへの溶融炉心の流入を抑制し，かつ格納容器下部注水系（可搬型）と合わせて，サンプ底面のコンクリートの浸食を抑制し，溶融炉心が原子炉格納容器バウンダリに接触することを防止するために，原子炉格納容器下部にコリウムシールドを設置する。

添 3.8-2

(3) 格納容器下部注水系の多様性及び独立性，位置的分散の確保（設置許可基準規則
解釈の第 1 項 a）ⅰ)，ⅱ)）
上記(1)及び(2)の重大事故等対処設備である格納容器下部注水系（常設）と格
納容器下部注水系（可搬型）は，異なるポンプ（復水移送ポンプと可搬型代替注
水ポンプ（A-2 級）），異なる駆動源（常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流
電源設備とディーゼルエンジン），異なる水源（復水貯蔵槽と代替淡水源（淡水貯水池及び防火水槽）又は海）を用いることで多様性及び独立性を有する設計とする。
また，廃棄物処理建屋内に設置されている復水移送ポンプに対して，可搬型代
替注水ポンプ（A-2 級）は屋外に設置することで位置的分散を図った設計とする。
なお，多重性又は多様性及び独立性，位置的分散については，3.8.2.1.3 項に詳細を示す。
(4) 格納容器下部注水系の電源対策（設置許可基準規則解釈の第 1 項 b））
格納容器下部注水系（常設）に用いる復水移送ポンプは，常設代替交流電源設
備（第一ガスタービン発電機）又は可搬型代替交流電源設備（電源車）から，代替所内電気設備である緊急用高圧母線，AM 用動力変圧器及び AM 用 MCC を介して給電が可能な設計とする。

なお，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，溶融し，原子炉格納容器の下部に落下した炉心を冷却するための自主対策設備として，以下を整備する。
(5) 消火系による原子炉格納容器下部への注水
消火系による原子炉格納容器下部への注水手段については，ディーゼル駆動消火ポンプ等を用い，ろ過水タンクを水源として，消火系及び復水補給水系を通じて原子炉格納容器下部への注水を行う手順を整備する。

また，技術的能力審査基準への適合のため，溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延及び防止するための設備として，以下を整備する。
(6) 高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水
炉心の著しい損傷が発生した場合において，溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延及び防止するために，重大事故等対処設備として高圧代替注水系を使用し，原子炉圧力容器への注水を実施する。なお，この場合は，ほう酸水注入系
による原子炉圧力容器へのほう酸水注入と並行して行う。
（高圧代替注水系については「3.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備（設置許可基準規則第45条に対する設計方針を示す章）」で示す。）(7) 低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水
炉心の著しい損傷が発生した場合において，溶融炉心の原子炉格納容器下部へ
添 3.8-3

の落下遅延及び防止するために，重大事故等対処設備として低圧代替注水系（常設）を使用し，原子炉圧力容器への注水を実施する。なお，この場合は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入と並行して行う。
（低圧代替注水系（常設）については「3.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧
時に発電用原子炉を冷却するための設備（設置許可基準規則第47条に対する設計方針を示す章）」で示す。）(8) 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水
炉心の著しい損傷が発生した場合において，溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延及び防止するために，重大事故等対処設備として低圧代替注水系（可搬型）を使用し，原子炉圧力容器への注水を実施する。なお，この場合は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入と並行して行う。
（低圧代替注水系（可搬型）については「3.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備（設置許可基準規則第47条に対する設計方針を示す章）」で示す。）(9) ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入
炉心の著しい損傷が発生した場合において，溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延及び防止するために，重大事故等対処設備としてほう酸水注入系を使用し，低圧代替注水系（常設），低圧代替注水系（可搬型）及び高圧代替注水系のいずれかによる原子炉圧力容器への注水と並行して実施する。
（ほう酸水注入系については「3.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備（設置許可基準規則第44条に対する設計方針を示す章）」電源設
備については，「3.14 電源設備（設置許可基準規則第57条に対する設計方針を示す章）」で示す。）

なお，溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延及び防止するための自主対策設備として，以下を整備する。
(10) 制御棒駆動水系による原子炉圧力容器への注水
原子炉隔離時冷却系，高圧炉心注水系及び高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水機能が喪失した場合，溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延及び防止するために，原子炉補機冷却系により冷却水を確保し，復水貯蔵槽を水源として制御棒駆動水系ポンプを用いて原子炉圧力容器への注水を実施する。なお，
この場合は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入と並行して行う。
（制御棒駆動系については「3.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用
原子炉を冷却するための設備（設置許可基準規則第45条に対する設計方針を示す章）」で示す。）(11) 高圧炉心注水系緊急注水の整備
全交流動力電源喪失時，原子炉隔離時冷却系及び高圧代替注水系が機能喪失した場合，溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延及び防止するために，常設
添 3.8-4

代替交流電源設備により高圧炉心注水系の電源を復旧し，高圧炉心注水系ポンプ
を無冷却水の状態で短時間起動し，原子炉圧力容器へ注水を実施する。なお，この場合は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入と並行して行う。
（高圧炉心注水系については「3.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備（設置許可基準規則第45条に対する設計方針を示す章）」で示す。）(12) 消火系による原子炉圧力容器への注水
炉心の著しい損傷が発生した場合において，溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延及び防止するために，消火系のディーゼル駆動消火ポンプで原子炉圧力容器への注水を実施する。なお，この場合は，ほう酸水注入系による原子炉圧
力容器へのほう酸水注入と並行して行う。

また，代替淡水源（淡水貯水池及び防火水槽）の淡水が枯渇した場合の海水の利用手段として，以下を整備する。
(13) 格納容器下部注水系の海水の利用
格納容器下部注水系（常設）の水源である復水貯蔵槽並びに格納容器下部注
水系（可搬型）の水源である代替淡水源（淡水貯水池及び防火水槽）の淡水が枯渇した場合において，防潮堤の内側に設置している海水取水箇所（取水路）
より，大容量送水車（海水取水用）を用いて復水貯蔵槽への供給及び格納容器
下部注水系（可搬型）で用いる防火水槽への供給又は可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）に海水を直接供給を行う設計とする。なお，海の利用については「3.13
重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

添 3.8-5

3.8.2 重大事故等対処設備
3.8.2.1 格納容器下部注水系（常設）
3.8.2.1.1 設備概要
格納容器下部注水系（常設）は，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉
格納容器の破損を防止するため，溶融し，原子炉格納容器の下部に落下した炉心を冷却することを目的として使用する。
本系統は，復水移送ポンプ，電源設備（常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電
源設備,代替所内電気設備），計測制御装置，水源である復水貯蔵槽，流路である復水補給水系及び高圧炉心注水系の配管及び弁，並びに注水先である原子炉格納容器から構成される。
なお，炉心損傷後に原子炉圧力容器底部が破損し，溶融炉心が原子炉圧力容器から
原子炉格納容器下部へと落下する場合に，ドライウェル高電導度廃液サンプ及びドラ
イウェル低電導度廃液サンプへの溶融炉心の流入を抑制し，かつ格納容器下部注水系（常設）と合わせて，サンプ底面のコンクリートの浸食を抑制し，溶融炉心が原子炉
格納容器バウンダリに接触することを防止するために，原子炉格納容器下部にコリウ
ムシールドを設置する。
本系統全体の概要図を図 3.8-1 に，本系統に属する重大事故等対処設備を表 3.8-1に示す。
本系統は，復水移送ポンプ 3 台のうち 1 台により，復水貯蔵槽の水を復水補給水系
配管等を経由して原子炉格納容器の下部へ注水することで落下した溶融炉心を冷却できる設計とする。
復水移送ポンプの電源について，復水移送ポンプ(B)及び(C)は，常設代替交流電源設備である第一ガスタービン発電機又は可搬型代替交流電源設備である電源車から，代替所内電気設備である AM 用動力変圧器及び AM 用 MCC を介して給電が可能な設計とする。復水移送ポンプ(A)は，通常時は非常用所内電気設備である非常用 MCC C 系から給電しているが，重大事故等時に復水移送ポンプ(A)の動力ケーブルの接続操作を行うことにより，代替所内電気設備である AM 用 MCC から給電が可能な設計とする。
本系統の操作に当たっては，中央制御室及び現場での弁操作（AM 用切替盤の切替え操作を含む）により系統構成を行った後，中央制御室の操作スイッチにより復水移送ポンプを起動し運転を行う。
水源である復水貯蔵槽は，枯渇しそうな場合においても，代替淡水源（淡水貯水池
及び防火水槽）の淡水を，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を用いて，廃棄物処理建
屋外壁に設置した外部接続口から復水貯蔵槽へ供給できる設計とする。

添 3.8-6

図 3.8-1

格納容器下部注水系（常設）系統概要図

添 3.8-7

大容量送水車(海水取水用)海水

凡例：

CSP大容量接続口

ＭＯ

残留熱除去系
熱交換器（A）

MUWC接続口（北）

残留熱除去系ポンプ（A）

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）

防火水槽
または
淡水貯水池

破線はホースを示す。

水の移送設備【重大事故等対処設備】

格納容器下部注水系（常設）【重大事故等対処設備】

ＭＯ

ＭＯ

残留熱除去系
熱交換器（C）

残留熱除去系ポンプ（C）

ＭＯ

ＭＯ

W/W

D/W
W/W

残留熱除去系
ポンプ（B）

コリウム
シールド

RPV

RPV

復水移送ポンプMUWC可搬式接続口
（東）

復水
貯蔵槽

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

残留熱除去系
熱交換器（B）

ＭＯ

ＭＯ

各負荷へ

各負荷へ

ＭＯ

MUWC接続口
（南）

ＭＯ

電源車

使用済燃料
プール
スキマサー
ジタンクへ

＜可搬型代替交流電源設備＞

第一ガスタービン発電機＜常設代替交流電源設備＞

・水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）で示す。
・電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）
」で示す。

T/B
各負荷へ

ＭＯ

表 3.8-1

格納容器下部注水系（常設）に関する重大事故等対処設備一覧

設備区分
主要設備
附属設備
水源※1
流路
注水先
電源設備※2計装設備※3

設備名
復水移送ポンプ【常設】コリウムシールド【常設】－復水貯蔵槽【常設】復水補給水系 配管・弁【常設】高圧炉心注水系 配管・弁【常設】原子炉格納容器【常設】常設代替交流電源設備
第一ガスタービン発電機【常設】軽油タンク【常設】タンクローリ（16kL）【可搬】
第一ガスタービン発電機用燃料タンク【常設】第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】可搬型代替交流電源設備
電源車【可搬】
軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
代替所内電気設備
緊急用断路器【常設】緊急用電源切替箱断路器【常設】緊急用電源切替箱接続装置【常設】AM 用動力変圧器【常設】AM 用 MCC【常設】AM 用切替盤【常設】AM 用操作盤【常設】非常用高圧母線 C 系【常設】非常用高圧母線 D 系【常設】復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）【常設】
復水移送ポンプ吐出圧力【常設】格納容器下部水位【常設】ドライウェル雰囲気温度【常設】※1：水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※2：単線結線図を補足説明資料 51-2 に示す。
電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※3：主要設備を用いた炉心損傷防止及び格納容器破損防止対策を成功させるために把握することが必要な原子炉施設の状態
計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

添 3.8-8

3.8.2.1.2
主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
(1)復水移送ポンプ
種類
：うず巻形
容量
：125m3/h/台
全揚程：85m
最高使用圧力 ：1.37MPa[gage]
最高使用温度 ：66℃
個数
：1（予備 2）
取付箇所
：廃棄物処理建屋地下 3 階
原動機出力
：55kW
（2）コリウムシールド
材質：ジルコニア（ZrO2）
高さ：約 0.85m（6 号炉）
約 0.65m（7 号炉）
厚さ：約 0.13m（6 号及び 7 号炉）
個数
：1
取付箇所
：原子炉格納容器下部
なお，水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」,電源設備については，「3.14 電源
設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」，計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

添 3.8-9

3.8.2.1.3

格納容器下部注水系（常設）の多重性又は多様性及び独立性，位置的分
散の確保
格納容器下部注水系（常設）及び格納容器下部注水系（可搬型）は，共通要因によって同時に機能が損なわれるおそれがないよう，表 3.8-2 に示すとおり，多様性及び位置的分散を図った設計とする。
ポンプについては，廃棄物処理建屋に設置された格納容器下部注水系（常設）の復
水移送ポンプに対し，格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ(A-2級)は廃棄物処理建屋から離れた屋外に分散して保管することで，共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図った設計とする。
水源については，格納容器下部注水系（常設）は復水貯蔵槽，格納容器下部注水系（可搬型）は代替淡水源（淡水貯水池及び防火水槽）とすることで，異なる水源を使用する設計とする。
駆動電源については，格納容器下部注水系（常設）の復水移送ポンプを代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備（第一ガスタービン発電機）又は可搬型代替
交流電源設備(電源車)からの給電による電動機駆動とし，格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)をディーゼルエンジンによる駆動とすることで，多様性を有する設計とする。
なお，下部ドライウェル注水流量調節弁と下部ドライウェル注水ライン隔離弁については，多重性及び位置的分散を図った非常用所内電気設備又は代替所内電気設備を経由し常設代替交流電源設備（第一ガスタービン発電機）又は可搬型代替交流電源設
備(電源車)から給電が可能な設計としている。
格納容器下部注水系（常設）及び格納容器下部注水系（可搬型）の電動弁は，代替
所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備（第一ガスタービン発電機）若しくは可搬型代替交流電源設備(電源車)からの給電による遠隔操作を可能とすること，又はハンドルを設けて手動操作を可能とすることで，非常用所内電気設備を経由した常設
代替交流電源設備（第一ガスタービン発電機）又は可搬型代替交流電源設備(電源車)からの給電に対して多重性又は多様性及び独立性を有する設計とする。
格納容器下部注水系（常設）及び格納容器下部注水系（可搬型）の独立性については，表 3.8-3 に示すとおり，地震，津波，火災及び溢水により同時に故障することを防止するために独立性を確保する設計とする。

添 3.8-10

表 3.8-2 格納容器下部注水系の多様性及び位置的分散
格納容器下部注水系
格納容器下部注水系
項目
（常設）
（可搬型）
ポンプ
復水移送ポンプ
可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)廃棄物処理建屋
屋外
地下 3 階水源
復水貯蔵槽
代替淡水源（淡水貯水池及び防火水槽）
廃棄物処理建屋
屋外
地下 2 階
駆動用空気
不要
不要
潤滑油
不要
不要
冷却水
不要（自滑水）不要
駆動電源
常設代替交流 可搬型代替交
電源設備（第流電源設備
一ガスタービ
(電源車)
ン発電機）
―
7 号炉タービ
荒浜側高台保
ン建屋南側の 管場所及び大屋外
湊側高台保管
場所

項目
地震

津波
共
通
要
因
火災
故
障
溢水

表 3.8-3 格納容器下部注水系の独立性
格納容器下部注水系
格納容器下部注水系
（常設）
（可搬型）
格納容器下部注水系（常設）及び格納容器下部注水系（可搬型）を構成する機器類は基準地震動 Ss に対し機能を維持できる設計とすることで，地震が共通要因となり故障することのない設計とする。
格納容器下部注水系（常設）を設置する 6 号及び 7 号炉の廃棄物処理建屋と，格納容器下部注水系（可搬型）を設置，保管する荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所並びに 5 号炉東側第二保管場所は，共に基準津波が到達しないことから，津波が共通要因となり故障することのない設計とする。
格納容器下部注水系（常設）及び格納容器下部注水系（可搬型）を構成する機器類は，火災が共通要因となり故障することのない設計とする（「共-7 重大事故等対処設備の内部火災に対する防護方針について」に示す）。
格納容器下部注水系（常設）及び格納容器下部注水系（可搬型）を構成する機器類は，溢水が共通要因となり故障することのない設計とする（「共-8 重大事故等対処設備の内部溢水に対する防護方針について」に示す）。

添 3.8-11

3.8.2.1.4 設置許可基準規則第 43 条への適合方針
3.8.2.1.4.1
設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
格納容器下部注水系（常設）の復水移送ポンプは，廃棄物処理建屋内に設置している設備であることから，想定される重大事故等時における，廃棄物処理建屋
内の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，以下の表 3.8-4 に示す設計とする。
なお，コリウムシールドは，格納容器下部に設置している設備であることから，想定される重大事故等時における，格納容器下部の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができる設計とする。
復水移送ポンプの操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室の操作スイッチから可能な設計とする。
（51-3,51-4）
表 3.8-4想定する環境条件及び荷重条件
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・ 廃棄物処理建屋内で想定される温度，圧力，湿度及び放放射線
射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による影 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受響けない。
海水を通水する系統 淡水だけでなく海水も使用する（常時海水を通水しなへの影響い）。原子炉格納容器下部への注水は，可能な限り淡水源を優先し，海水通水は短期間とすることで，設備への影響を考慮する。
地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方
針」に示す）。
風（台風）・積雪
廃棄物処理建屋内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

添 3.8-12

(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

格納容器下部注水系（常設）を運転する場合は，復水補給水系バイパス流防止としてタービン建屋負荷遮断弁の全閉操作を実施し，復水移送ポンプを起動する。その後，格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部への注
水の系統構成として，下部ドライウェル注水流量調節弁と下部ドライウェル注
水ライン隔離弁の開操作を実施し，注水を行う。また，復水移送ポンプの水源確保として復水補給水系常／非常用連絡 1 次止め弁と復水補給水系常／非常用
連絡 2 次止め弁の開操作を実施する。格納容器下部注水系（常設）の操作に必要なポンプ及び操作に必要な弁を表 3.8-5 に示す。
このうちタービン建屋負荷遮断弁，下部ドライウェル注水流量調節弁と下部ドライウェル注水ライン隔離弁（7 号炉のみ）については，中央制御室の格納容器補助盤からの遠隔操作で弁を開閉することが可能な設計とする。6 号炉の下部ドライウェル注水ライン隔離弁については，原子炉建屋地上 3 階（原子炉
建屋内の原子炉区域外）に設置している AM 用切替盤より，配線用しゃ断器の「入」「切」操作にて電源を切り替えた後，近傍に設置している AM 用操作盤のスイッチ操作により，遠隔で弁を開閉することが可能な設計とする。復水補給
水系常／非常用連絡 1 次止め弁，復水補給水系常／非常用連絡 2 次止め弁については，廃棄物処理建屋地下 3 階（原子炉建屋内の原子炉区域外）に設置されており，設置場所での手動操作で開閉することが可能な設計とする。
また，復水移送ポンプについては，中央制御室にある復水移送ポンプの操作
スイッチからのスイッチ操作で起動する設計とする。
中央制御室の操作スイッチ，原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋内の原子炉区域外）の AM 用操作盤の操作スイッチ（6 号炉のみ）及び廃棄物処理建屋地下 3階の弁を操作するにあたり，運転員のアクセス性，操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，それぞれの操作対象については銘板をつけることで識別可能とし，運転員の操作及び監視性を考慮して確実に操作が可能な設計とする。
（51-3,51-4）

添 3.8-13

機器名称
復水移送ポンプ（Ａ）
復水移送ポンプ（Ｂ）
復水移送ポンプ（Ｃ）
下部ドライウェル注水流量調節弁
下部ドライウェル注水ラ
イン隔離弁

表 3.8-5 操作対象機器
状態の変化
操作場所
起動・停止
中央制御室
起動・停止
中央制御室
起動・停止
中央制御室
弁閉→弁開
中央制御室

操作方法
スイッチ操作
スイッチ操作
スイッチ操作
スイッチ操作弁閉→弁開スイッチ操作

タービン建屋負荷遮断弁 弁開→弁閉
復水補給水系常／非常用 弁閉→弁開連絡 1 次止め弁
復水補給水系常／非常用 弁閉→弁開連絡 2 次止め弁

原子炉建屋地上 3階(原子炉建屋内の原子炉区域外)（6 号炉）
中央制御室（7 号炉）
中央制御室
廃棄物処理建屋地
下3階
廃棄物処理建屋地
下3階

スイッチ操作手動操作
手動操作(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

格納容器下部注水系（常設）は，表 3.8-6 に示すように発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能試験及び弁動作試験を，また，停止中に分解検査，
外観検査が可能な設計とする。
格納容器下部注水系（常設）の復水移送ポンプは，発電用原子炉の停止中に
ケーシングカバーを取り外して，ポンプ部品（主軸，軸受，羽根車等）の状態を確認する分解検査が可能な設計とする。
また，発電用原子炉の運転中又は停止中に，復水貯蔵槽を水源とし，復水移送ポンプを起動させサプレッション・チェンバへ送水する試験を行うテストラ
インを設けることで，格納容器下部注水系（常設）の機能，性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。なお，このテストラインに含まれない下部ドライウェル注水流量調節弁と下部ドライウェル注水ライン隔離弁については，開閉動作を確認可能な構成とすることで弁動作試験が確認可能な設計とする。

添 3.8-14

表 3.8-6 格納容器下部注水系（常設）の試験及び検査
発電用原子炉項目
内容の状態
機能・性能試験
運転性能，漏えいの確認
運転中
弁動作試験
弁開閉動作の確認
機能・性能試験
運転性能，漏えいの確認
弁動作試験
弁開閉動作の確認
停止中
ポンプ部品の表面状態を，試験及び目分解検査
視により確認
外観検査
ポンプ外観の確認
運転性能の確認として，復水移送ポンプの吐出圧力，系統（ポンプ廻り）の振動，異音，異臭及び漏えいの確認が可能な設計とする。
復水移送ポンプを構成する部品の表面状態の確認として，浸透探傷試験により性能に影響を及ぼす指示模様がないこと，目視により性能に影響を及ぼすおそれのある傷，割れ等がないことの確認が可能な設計とする。
復水移送ポンプの外観検査として，傷や漏えい跡の確認が可能な設計とする。

なお，コリウムシールドは表 3.8-7 に示すように発電用原子炉停止中に外観検査が可能な設計とする。
表 3.8-7 コリウムシールドの試験及び検査
発電用原子炉
項目
内容
の状態
停止中
外観検査
コリウムシールド外観の確認
コリウムシールドの外観検査として，著しい損傷の有無の確認が可能な設計とする。
（51-5）

添 3.8-15

(4) 切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

格納容器下部注水系（常設）は，復水移送ポンプを通常時に使用する系統である復水補給水系から重大事故等に対処するために系統構成を切り替えて使用する。切替え操作としては，復水補給水系のバイパス流防止としてタービン
建屋負荷遮断弁の全閉操作を行い，復水移送ポンプの起動操作を実施し，格納容器下部へ注水するために下部ドライウェル注水流量調節弁と下部ドライウ
ェル注水ライン隔離弁の開操作を行う。
なお，復水貯蔵槽から復水移送ポンプに移送するライン（復水移送ポンプ吸込ライン）は，復水貯蔵槽の中部（常用ライン），下部（非常用ライン）の 2
通りがある。通常運転時は中部（常用ライン）を使用しているため，長期運転を見込み，復水貯蔵槽を水源として確保するため，復水補給水系常／非常用連
絡 1 次止め弁，復水補給水系常／非常用連絡 2 次止め弁の開操作を行い，復水移送ポンプ吸込ラインを下部（非常用ライン）に切り替える。ただし，復水移送ポンプ起動当初は復水貯蔵槽水位は確保されているため，本切替え操作は格
納容器下部注水系（常設）による格納容器下部への注水が開始された後に実施することとする。
また，格納容器下部注水のバイパス流を防止するため，格納容器下部注水系（常設）の主流路からの分岐部については，主流路から最も近い弁（第一止め弁）で閉止する運用とする。事故時の対応に支障を来たす等の理由から第一止め弁が閉止できないライン（非常用炉心冷却系ポンプ封水ライン等）について
も，格納容器下部注水のバイパス流を防止するため，第一止め弁以降の弁で閉止されたバウンダリ構成とし，このバウンダリ範囲においては，適切な地震荷重との組合せを考慮した上でバウンダリ機能が喪失しない設計とする。
格納容器下部注水系（常設）である復水移送ポンプの起動及び系統の切替えに必要な弁については，中央制御室及び原子炉建屋 3 階（原子炉建屋内の原子炉区域外）に設置している AM 用切替盤から遠隔操作する設計とすることで，
図 3.8-2 で示すタイムチャートのとおり速やかに切り替えることが可能である。
系統の切替えに必要な弁のうちタービン建屋負荷遮断弁，下部ドライウェル
注水流量調節弁と下部ドライウェル注水ライン隔離弁（7 号炉のみ）について
は，中央制御室から遠隔で弁を開閉することが可能である。
系統の切替えに必要な弁のうち，下部ドライウェル注水ライン隔離弁（6 号炉のみ）については，原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋内の原子炉区域外）に設置している AM 用切替盤より，配線用しゃ断器の「入」「切」操作にて電源を切り替えた後，近傍に設置している AM 用操作盤のスイッチ操作により，遠隔で弁を開閉することが可能である。
また，復水補給水系常／非常用連絡 1 次止め弁，復水補給水系常／非常用連
添 3.8-16

絡 2 次止め弁は，手動弁として廃棄物処理建屋地下 3 階に設置されており，現場の手動操作で開操作を行う。この操作は，長期運転を見込み，復水貯蔵槽を水源として確保するために実施する操作であり，格納容器下部への注水開始後に実施することとし，図 3.8-2 で示すタイムチャートのとおり速やかに切替え可能である。
（51-4，51-10）
経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

原子炉格納容器下部への注水（初期水張り）
35分

要員（数）

50

155

RPV破損確認
0

10

5分 ※2
※1 90ｍ3 /hにて120分注水※2 RPV破損が確認されてから注水開始までの時間。

通信連絡設備準備，電源確認
バイ パス流防止処置，ポン プ 起動

中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

系統構成

2

注水（初期水張り）※1

必要注水量到達後注水停止

格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部
への注水

図 3.8-2

備考

20

原子炉格納容器下部への注水（注水継続）

RPV破損後の注水（注水継続）

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

現場運転員 Ｅ，Ｆ

2

移動，ＣＳＰ水源確保

移動，電源確保

格納容器下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部への注水
チャート＊

タイム

＊：
「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての 1．8 で示すタイムチャート(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

格納容器下部注水系（常設）は，通常時は下部ドライウェル注水流量調節弁と下部ドライウェル注水ライン隔離弁を閉止することで隔離する系統構成としており，原子炉格納容器に対して悪影響を及ぼさない設計とする。また，格納容器下部注水系（常設）を用いる場合は，弁操作等によって，通常時の系統構成から重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。隔離弁については表 3.8-8 に示す。
格納容器下部注水系（常設）は，代替格納容器スプレイ系（常設）と同時に使用する可能性があるため，各々の必要流量が確保可能な設計とする。各々の必要流量とは，原子炉格納容器下部への注水を行う場合において，原子炉圧力容器の破損前は格納容器下部注水系（常設）90m3/h，代替格納容器スプレイ冷
却系（常設）70m3/h であり，原子炉圧力容器の破損後は，格納容器下部注水系（常設）は崩壊熱相当の注水量（最大 50m3/h），代替格納容器スプレイ冷却系（常設）130m3/h であり，これらの必要流量を確保可能な設計とする。
なお，コリウムシールドは，コリウムシールド下部に漏えい検出用のスリットを設ける設計とすることで，原子炉格納容器下部に設置されているドライウ
ェル高電導度廃液サンプの漏えい検出機能に対して悪影響を及ぼさない設計とする。
（51-3，51-4，51-10）
添 3.8-17取合系統
原子炉格納容器

表 3.8-8 他系統との隔離弁
系統隔離弁
駆動方式
下部ドライウェル注水流量 電動駆動
調節弁
下部ドライウェル注水ライ 電動駆動
ン隔離弁

動作
通常時閉
電源喪失時閉通常時閉
電源喪失時閉(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設
置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
格納容器下部注水系（常設）の系統構成に操作が必要な機器の設置場所，操作場所を表 3.8-9 に示す。このうち，中央制御室で操作する復水移送ポンプ，
下部ドライウェル注水流量調節弁と下部ドライウェル注水ライン隔離弁（7 号炉のみ），タービン建屋負荷遮断弁は，操作位置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。原子炉建屋地上 3 階で操作する下部ドライウ
ェル注水ライン隔離弁（6 号炉のみ）は，原子炉建屋内の原子炉区域外に AM用切替盤，AM 用操作盤が設置されており，操作位置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。復水補給水系常／非常用連絡 1 次止め弁，復水補給水系常／非常用連絡 2 次止め弁は，廃棄物処理建屋地下 3 階での操作となり，原子炉建屋外であるため，操作位置の放射線量が高くなるおそれが少なく操作が可能である。これらの操作が可能な配置設計とする。
（51-3）

添 3.8-18

表 3.8-9
機器名称
復水移送ポンプ(A)
復水移送ポンプ(B)
復水移送ポンプ(C)下部ドライウェル注水
流量調節弁
下部ドライウェル注水
ライン隔離弁操作対象機器設置場所
設置場所
廃棄物処理建屋地下 3 階
廃棄物処理建屋地下 3 階
廃棄物処理建屋地下 3 階
原子炉建屋地下 1 階(6 号炉)
原子炉建屋地下 2 階(7 号炉)
原子炉建屋地下 1 階(6 号炉)
原子炉建屋地下 2 階(7 号炉)

タービン建屋負荷遮断弁
復水補給水系常／非常用連絡 1 次止め弁
復水補給水系常／非常用連絡 2 次止め弁

タービン建屋地下中 2 階（6 号炉） 中央制御室
廃棄物処理建屋地下 3 階(7 号炉)
廃棄物処理建屋地下 3 階
廃棄物処理建屋
地下 3 階
廃棄物処理建屋地下 3 階
廃棄物処理建屋
地下 3 階添 3.8-19

操作場所
中央制御室
中央制御室
中央制御室
中央制御室
原子炉建屋地上 3 階(原子炉建屋内の原子炉区域外)（6 号炉）
中央制御室（7 号炉）

3.8.2.1.4.2
設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 2 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
格納容器下部注水系（常設）の復水移送ポンプは，設計基準対象施設の復水補給水系と兼用しており，設計基準対象施設としてのポンプ流量が，想定される重大事故等時において，原子炉格納容器の下部に落下した炉心を冷却するために必要な注水流量に対して十分であるため，設計基準対象施設と同仕様で設計する。
注水流量としては，格納容器破損防止の重要事故シーケンスのうち，高圧溶
融物放出／格納容器雰囲気直接加熱に係る有効性評価解析（原子炉設置変更許可申請書添付書類十）において，有効性が確認されている原子炉格納容器下部への注水流量が約 2 時間で 180m3 であることから， 90m3/h で注水可能な設計とする。
原子炉格納容器下部に注水する場合の復水移送ポンプは，原子炉格納容器下部に注水する場合の水源（復水貯蔵槽）と注水先（原子炉格納容器）の圧力差，静水頭，機器圧損，配管及び弁類の圧損を考慮し，復水移送ポンプ 1 台運転で注水流量 90m3/h 達成可能な揚程で設計する。
コリウムシールドは，原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心が，ドライウ
ェル高電導度廃液サンプ及びドライウェル低電導度廃液サンプへ流入することを抑制するために必要な厚さ及び高さを有する設計とする。
（51-6，51-10）(2) 共用の禁止（設置許可基準規則第 43 条第 2 項二）(ⅰ) 要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

格納容器下部注水系（常設）の復水移送ポンプ及びコリウムシールドは，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。

添 3.8-20

(3) 設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 2 項三）(ⅰ) 要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

格納容器下部注水系（常設）は常設重大事故緩和設備であり，可搬型重大事
故緩和設備の格納容器下部注水系（可搬型）に対し，多重性又は多様性及び独立性，位置的分散を図る設計としている。これらの詳細については，3.8.2.1.3の項に記載のとおりである。
（51-2，51-3，51-4）

添 3.8-21

3.8.2.2 格納容器下部注水系（可搬型）
3.8.2.2.1 設備概要
格納容器下部注水系（可搬型）は，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，溶融し，原子炉格納容器の下部に落下した炉心を冷却することを目的として使用する。
本系統は，可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)，電源設備（常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，代替所内電気設備），水源である代替淡水源（淡水貯水池及び防火水槽），燃料補給設備である軽油タンク，タンクローリ（4kL），流路である復水補給水系の配管及び弁，ホース，並びに注水先である原子炉格納容器から構成される。
なお，炉心損傷後に原子炉圧力容器底部が破損し，溶融炉心が原子炉圧力容器から
原子炉格納容器下部へと落下する場合に，ドライウェル高電導度廃液サンプ及びドラ
イウェル低電導度廃液サンプへの溶融炉心の流入を抑制し，かつ格納容器下部注水系（可搬型）と合わせて，サンプ底面のコンクリートの浸食を抑制し，溶融炉心が原子
炉格納容器バウンダリに接触することを防止するために，原子炉格納容器下部にコリ
ウムシールドを設置する。コリウムシールドの設置許可基準規則第 43 条への適合状況については 3.8.2.1.4 の項で示す。
本系統全体の概要図を図 3.8-3 に，本系統に属する重大事故等対処設備を表 3.8-10に示す。
本系統は，可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)により，代替淡水源（淡水貯水池及び防火水槽）の水を復水補給水系配管を経由して原子炉格納容器の下部へ注水することで落下した溶融炉心を冷却できる設計とする。
本系統の操作に当たっては，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）に付属の操作スイッ
チにより，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を起動し運転を行う。
可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)は，ディーゼルエンジンにより駆動できる設計とし，燃料は，燃料補給設備である軽油タンク及びタンクローリ（4kL）により補給できる設計とする。
なお，可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)を使用する際に接続する外部接続口は，共通の要因によって接続することができなくなることを防止するために，位置的分散を図った建屋の複数の異なる面に設置する。
本系統の流路のうち，格納容器下部注水系（常設）の主流路への合流以降は，格納容器下部注水系（常設）と同様の流路で構成し，復水補給水系の配管，弁を経由して原子炉格納容器下部へ注水する。格納容器下部注水系（常設）の主流路への合
流以降については，「3.8.2.1 格納容器下部注水系（常設）」で示す。

添 3.8-22

図 3.8-3

格納容器下部注水系（可搬型）系統概要図

添 3.8-23
ＭＯ

残留熱除去系
熱交換器（A）

ＭＯ

CSP大容量接続口

MUWC接続口（北）

残留熱除去系ポンプ（A）※１

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）

防火水槽
または
淡水貯水池

破線はホースを示す。

格納容器下部注水系（可搬型）【重大事故防止設備】

格納容器下部注水系（常設）【重大事故防止設備】

大容量送水車（海水取水用）

海水

凡例：

ＭＯ

残留熱除去系
熱交換器（C）

残留熱除去系ポンプ（C）

ＭＯ

ＭＯ

※１

W/W

D/W
W/W

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

残留熱除去系
熱交換器（B）

ＭＯ

ＭＯ

T/B
各負荷へ

※２

各負荷へ

各負荷へ

ＭＯ

MUWC接続口
（南）

ＭＯ

電源車

使用済燃料
プール
スキマサー
ジタンクへ

＜可搬型代替交流電源設備＞

第一ガスタービン発電機＜常設代替交流電源設備＞

・水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）で示す。
・電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

残留熱除去系
ポンプ（B）

コリウム
シールド

RPV

RPV

復水移送ポンプMUWC可搬式接続口※２ （東）

復水
貯蔵槽

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

表 3.8-10

格納容器下部注水系（可搬型）に関する重大事故等対処設備一覧

設備区分

設備名

主要設備

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）【可搬】
コリウムシールド【常設】※1
附属設備
－
※2
水源
防火水槽【常設】
淡水貯水池【常設】流路
復水補給水系 配管・弁【常設】ホース・接続口【可搬】
注水先
原子炉格納容器【常設】※3電源設備
常設代替交流電源設備(燃料補給設第一ガスタービン発電機【常設】備を含む)
軽油タンク【常設】タンクローリ（16kL）【可搬】
第一ガスタービン発電機用燃料タンク【常設】第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】可搬型代替交流電源設備
電源車【可搬】
軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
代替所内電気設備
緊急用断路器【常設】緊急用電源切替箱断路器【常設】緊急用電源切替箱接続装置【常設】AM 用動力変圧器【常設】AM 用 MCC【常設】AM 用切替盤【常設】AM 用操作盤【常設】非常用高圧母線 C 系【常設】非常用高圧母線 D 系【常設】燃料補給設備軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
計装設備－※1：コリウムシールドについては 3.8.2.1
格納容器下部注水系（常設）で示す。
※2：水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※3：単線結線図を補足説明資料 51-2 に示す。
電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

添 3.8-24

3.8.2.2.2
主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
(1)可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（6 号及び 7 号炉共用）
種類
：うず巻型
容量
：120m3/h/台
吐出圧力：0.85MPa[gage]
最高使用圧力 ：2.0MPa[gage]
最高使用温度 ：60℃
個数：16（予備 1）
設置場所
：屋外
保管場所
：荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所並びに 5 号炉東側
第二保管場所
原動機出力：100kW
なお，水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」，電源設備については「3.14 電源設
備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で，コリウムシールドについては「3.8.2.1
格納容器下部注水系（常設）」で示す。
3.8.2.2.3

格納容器下部注水系（可搬型）の多重性又は多様性及び独立性，位置的分散
格納容器下部注水系（可搬型）は可搬型重大事故緩和設備であり，常設重大事故緩和設備の格納容器下部注水系（常設）に対し，多重性又は多様性及び独立性，位置的分散を図る設計としている。
これらの詳細については，3.8.2.1.3 の項に記載のとおりである。

添 3.8-25

3.8.2.2.4 設置許可基準規則第 43 条への適合方針
3.8.2.2.4.1 設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，屋外の荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所並びに 5 号炉東側第二保管場所に保管し，重大事故等時に原子炉建屋の接続口付近の屋外に設置する設備であることから，想定される重大事故等時における，屋外の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，以下の表 3.8-11 に示す設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の操作は，付属の操作スイッチにより，想定される重大事故等時において設置場所から可能な設計とする。風（台風）による荷重については，転倒しないことの確認を行っているが，詳細評価により転倒す
る結果となった場合は，転倒防止措置を講じる。積雪の影響については，適切に除雪する運用とする。
また，降水及び凍結により機能を損なうことのないよう，防水対策が取られた
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を使用し，凍結のおそれがある場合は暖気運転を行い凍結対策とする。
（51-3，51-4，51-7，51-8）
表 3.8-11

想定する環境条件及び荷重条件
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・ 屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐え放射線られる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による 降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対策及影響
び凍結対策を行える設計とする。
海水を通水する系 淡水だけでなく海水も使用する（常時海水を通水しない）。原
統への影響
子炉格納容器下部への注水は，可能な限り淡水源を優先し，海水通水は短期間とすることで，設備への影響を考慮する。
地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認し，治具や輪留め等により転倒防止対策を行う。
風（台風）・積雪
屋外で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないことを評価により確認する。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

添 3.8-26

(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

格納容器下部注水系（可搬型）を運転する場合は，復水補給水系バイパス流防止としてタービン建屋負荷遮断弁の全閉操作を実施し，可搬型代替注水ポン
プ（A-2 級）の配備及びホース接続を行い，送水準備が完了した後，可搬型代
替注水ポンプ（A-2 級）を起動し，下部ドライウェル注水流量調節弁と下部ドライウェル注水ライン隔離弁の開操作を実施することで原子炉格納容器下部への注水を行う。格納容器下部注水系（可搬型）の操作に必要なポンプ及び操作に必要な弁，ホースを表 3.8-12 に示す。
このうち MUWC 接続口外側隔離弁 1(A)，2(A)及び MUWC 接続口外側隔離弁 1(B)，
2(B)，MUWC 可搬式接続口隔離弁 1 については，接続口が設置されている屋外の場所から手動操作で弁を開閉することが可能な設計とし，MUWC 可搬式接続口隔
離弁 2 及び MUWC 可搬式接続口隔離弁 3 については，原子炉建屋内の接続口が設置されている場所で手動操作で弁を開閉することが可能な設計とする。MUWC
接続口内側隔離弁(B)については，弁は原子炉建屋原子炉区域内に設置されているが，遠隔手動弁操作設備により屋外から手動操作で開閉することが可能な設計とする。MUWC 接続口内側隔離弁(A)については，弁は原子炉建屋原子炉区域内に設置されているが，遠隔手動弁操作設備により原子炉建屋内の原子炉区
域外から手動操作で開閉することが可能な設計とする。
また，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）については，付属の操作スイッチからのスイッチ操作で起動する設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は付属の操作スイッチ及び操作に必要な弁を操作するにあたり，運転員のアクセス性，操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，それぞれの操作対象については銘板をつけることで識別可
能とし，運転員の操作及び監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，接続口まで屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。
ホースの接続作業に当たっては，特殊な工具，及び技量は必要とせず，簡便な結合金具による接続並びに一般的な工具を使用することにより，確実に接続が可能な設計とする。
（51-3，51-7）

添 3.8-27

機器名称
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）MUWC 接続口外側隔離弁 1(A)MUWC 接続口外側隔離弁 2(A)MUWC 接続口外側隔離弁 1(B)
MUWC 接続口外側隔離弁 2(B)
MUWC 可搬式接続口隔離弁 1
MUWC 可搬式接続口隔離弁 2
MUWC 可搬式接続口隔離弁 3
MUWC 接続口内側隔離弁(B)
MUWC 接続口内側隔離弁(A)ホース

表 3.8-12 操作対象機器
状態の変化
操作場所
起動・停止 屋外設置位置
弁閉→弁開
弁閉→弁開
弁閉→弁開
弁閉→弁開
弁閉→弁開
弁閉→弁開
弁閉→弁開
弁閉→弁開
弁閉→弁開
ホース接続

屋外接続口位置
屋外接続口位置
屋外接続口位置
屋外接続口位置
屋外接続口位置
屋内接続口位置
屋内接続口位置
原子炉建屋地上 1 階
原子炉建屋地上 2 階
屋外又は原子炉建屋内

添 3.8-28

操作方法
スイッチ操作
手動操作
手動操作
手動操作
手動操作
手動操作
手動操作
手動操作
手動操作
手動操作
人力接続

(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，表 3.8-13に示すように発電用原子炉の運転中又は停止中に独立して機能・性能試験，弁動作試験，分解検査，外観検査が可能な設計とする。
格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に分解又は取替え，車両としての運転状態の確認
及び外観の確認が可能な設計とする。
また，発電用原子炉の運転中又は停止中に，淡水貯水池を水源とし，可搬型
代替注水ポンプ（A-2 級），仮設流量計，ホースの系統構成で淡水貯水池へ送水する試験を行うテストラインを設けることで，他系統と独立した試験系統で格
納容器下部注水系（可搬型）の機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な系
統設計とする。なお，接続口から復水補給水系主配管までのラインについては，
上記の試験に加えて，発電用原子炉の運転中又は停止中に各接続口の弁動作試
験を実施することで弁開閉動作の確認が可能な設計とする。
表 3.8-13 格納容器下部注水系（可搬）の試験及び検査
発電用原子炉の
項目
内容
状態
運転中又は
機能・性能試験
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の運転
停止中性能（吐出圧力，流量）の確認，漏え
いの確認
弁動作試験
弁開閉動作の確認
分解検査
ポンプを分解し，部品の表面状態を，試験及び目視により確認
又は必要に応じて取替え
外観検査
ポンプ及びホース外観の確認
車両検査

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の車両としての運転状態の確認

運転性能の確認として，可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)の吐出圧力，流量の確認を行うことが可能な設計とする。
ホースの外観検査として，機能・性能に影響を及ぼすおそれのある亀裂，腐食等がないことの確認を行うことが可能な設計とする。
（51-5）

添 3.8-29

(4) 切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，本来の用途以外の用途には使用しない。
なお，通常時に使用する系統である復水補給水系から重大事故等時に対処す
るために格納容器下部注水系（可搬型）に系統構成を切り替える場合，切替え操作としては，各接続口の弁開閉操作，ホース敷設及び接続作業，可搬型代替
注水ポンプ（A-2 級）の移動，設置，起動操作を行う。
格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の移動，設置，起動操作，及び系統の切替えに必要な弁操作については，図 3.8-4,5 で示すタイムチャートのとおり速やかに切り替えることが可能である。
（51-4）
経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

50

70

60

80

RPV破損確認
110

100

90

130

120

245

原子炉格納容器下部への注水（初期水張り）
125分 ※1

要員（数）中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

2

0

10

備考

20

原子炉格納容器下部への注水（注水継続）
5分 ※4

注水確認
注水確認

可搬型代替注水ポンプ
による送水

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所～荒浜高台保管場所移動 ※2
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）3台の健全性確認[防火水槽を水源とした場合]

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）3台移動～配置
3 ※1

緊急時対策要員

送水準備
送水

注水（初期水張り） ※3 必要注水量到達後注水停止
送水 ＲＰＶ破損後の注水開始（注水継続）

※1
※2
※3
※4

5号炉東側第二保管場所の可搬型代替注水ポンプ（A-2級）を使用した場合は，緊急時対策要員2名で約105分で可能である。
5号炉東側第二保管場所への移動は，10分と想定する。
3
90ｍ /hにて120分注水。
RPV破損が確認されてから注水開始までの時間。

図 3.8-4

格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水
ムチャート（1/2）＊

タイ

経過時間（分）

10

20

30

40

50

60

70

80

90

200

210

220

230

240

250

260

270

280

290

300

310

320

330

340

原子炉格納容器下部への注水（初期水張り）

手順の項目

450

0

10

備考

20

原子炉格納容器下部への注水（注水継続）要員（数）330分 ※1

中央制御室運転員Ａ，B

5分 ※3

注水確認

2

注水確認

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所～荒浜側高台保管場所移動
可搬型代替注水ポンプの健全性確認
緊急時対策要員6名で対応する。

可搬型代替注水ポンプ2台移動～配置
送水準備
可搬型代替注水ポンプによる送水[淡水貯水池を水源とした場合（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）]

屋外～5号炉東側第二保管場所移動
可搬型代替注水ポンプの健全性確認
緊急時対策要員

可搬型代替注水ポンプ2台移動～配置

6 ※1

送水準備
送水

注水（初期水張り） ※2 必要注水量到達後注水停止

緊急時対策要員6名のうち4名で対応する。

送水 ＲＰＶ破損後の注水開始（注水継続）

送水準備
緊急時対策要員6名のうち2名で対応する。

※1 緊急時対策要員6名で2ユニット分を対応した場合，6号炉への送水開始まで約330分，7号炉への送水開始まで約345分で可能である。
緊急時対策要員10名で2ユニット分を対応した場合，6号炉及び7号炉への送水開始まで約225分で可能である。
3※2 90ｍ /hにて120分注水。
※3 ＲＰＶ破損が確認されてから注水開始までの時間。

図 3.8-5

格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水
ムチャート（2/2）＊

タイ＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての 1．8 で示すタイムチャート

添 3.8-30

(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，通常
時は接続先の系統と分離して保管することで，他の設備に悪影響を及ぼさない運用とする。放射性物質を含む系統と含まない系統を区分するため，接続口は，全閉隔離する設計とする。
また，格納容器下部注水系（可搬型）を用いる場合は，弁操作等によって，通常時の系統構成から重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，治具や輪留めによる固定等をすること
で，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，飛散物となって他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
（51-4，51-5）(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設
置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
格納容器下部注水系（可搬型）の系統構成に操作が必要な機器の設置場所，
操作場所を表 3.8-14 に示す。このうち，屋外で操作する可搬型代替注水ポン
プ（A-2 級），MUWC 接続口外側隔離弁 1(A)，2(A)及び MUWC 接続口外側隔離弁
1(B)，2(B)，MUWC 可搬式接続口隔離弁 1，MUWC 接続口内側隔離弁(B)，ホース
は，屋外にあるため操作位置及び作業位置の放射線量が高くなるおそれが少な
いため操作が可能である。MUWC 接続口内側隔離弁(A)については，原子炉建屋
地上 2 階（原子炉建屋内の原子炉区域外）に設置されていることから，操作位置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。
なお，原子炉建屋内にホースを設置する場合は，放射線量を確認して，適切な放射線対策に基づき作業安全確保を確認した上で作業を実施する。
（51-7）

添 3.8-31

表 3.8-14

操作対象機器設置場所
機器名称
設置場所
操作場所
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級） 屋外設置位置
屋外設置位置MUWC 接続口外側隔離弁 1(A)
屋外接続口位置
屋外接続口位置MUWC 接続口外側隔離弁 2(A)
屋外接続口位置
屋外接続口位置MUWC 接続口外側隔離弁 1(B)
屋外接続口位置
屋外接続口位置MUWC 接続口外側隔離弁 2(B)
屋外接続口位置
屋外接続口位置MUWC 可搬式接続口隔離弁 1
屋外接続口位置
屋外接続口位置MUWC 可搬式接続口隔離弁 2
屋内接続口位置
屋内接続口位置MUWC 可搬式接続口隔離弁 3
屋内接続口位置
屋内接続口位置MUWC 接続口内側隔離弁(B)
原子炉建屋地上 1 階
原子炉建屋地上 1 階
MUWC 接続口内側隔離弁(A)原子炉建屋地上 2 階
原子炉建屋地上 2 階
ホース
屋外又は原子炉建屋内 屋外又は原子炉建屋内

添 3.8-32

3.8.2.2.4.2 設置許可基準規則第 43 条第 3 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 3 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量に加え，十分に余裕のある容量を有するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
格納容器下部注水系（可搬型）である可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，想定される重大事故等時において，原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心を冷却するために必要な注水流量を有する設計とする。
注水流量としては，格納容器破損防止の重要事故シーケンスのうち，高圧溶
融物放出／格納容器雰囲気直接加熱に係る有効性評価解析（原子炉設置変更許可申請書添付書類十）において，有効性が確認されている原子炉格納容器下部への注水流量が約 2 時間で 180m3 であることから，90m3/h で注水可能な設計とする。
原子炉格納容器下部に注水する場合の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の揚程は，原子炉格納容器に注水する場合の水源（淡水貯水池）と注水先（原子炉格納容器）の圧力差，静水頭，機器圧損，配管，ホース及び弁類圧損を考慮した設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，重大事故等時において，原子炉格納容器下部への注水に必要な流量を確保できる容量を有するものを１セット 4 台使用する。保有数は 1 プラントあたり 2 セット 8 台，6 号及び 7 号炉共用で 4 セ
ット 16 台と，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1台（共用）の合計 17 台を分散して保管する。
（51-6）(2) 確実な接続（設置許可基準規則第 43 条第 3 項二）(ⅰ) 要求事項
常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。）と接続するものにあっては，当該常設設備と容易かつ確実に接続することができ，かつ，二以上の系統又は発電用原子炉施設が相互に使用することができるよう，接続部の規格の統一その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の接続箇
所は，低圧代替注水系（可搬型），代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型），燃料プール代替注水系及び復水貯蔵槽への水の補給にも使用することができる
よう，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）から来るホースと接続口について，簡
添 3.8-33

便な接続方式である結合金具にすることに加え，接続口の口径を 75A 又は 65Aに統一し，75A／65A の接続治具を配備しておくことで常設設備と確実に接続ができる設計とする。また，6 号及び 7 号炉が相互に使用することができるよう，
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）から来るホースと接続口について，ホースと接続口を簡便な接続方式である結合金具にすることに加え，接続口の口径を75A 又は 65A に統一し，75A／65A の接続治具を配備しておくことで確実に接続ができる設計とする。
（51-7）(3) 複数の接続口（設置許可基準規則第 43 条第 3 項三）(ⅰ) 要求事項
常設設備と接続するものにあっては，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外か
ら水又は電力を供給するものに限る。）の接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設けるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

格納容器下部注水系（可搬型）である可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の接続箇所である接続口は，重大事故等時の環境条件，自然現象，外部人為事象，
溢水及び火災の影響により接続できなくなることを防止するため，接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設ける設計とする。
6 号炉については，接続口から復水補給水系配管まで鋼製配管でつながる「接続口（屋内本設）」を原子炉建屋南側に１箇所，原子炉建屋東側に１箇所設置
し，接続口から復水補給水系配管まで建屋内にホースを敷設してつながる「接続口（屋内ホース）」を原子炉建屋内東側に１箇所設置し,合計 3 箇所設置することで共通要因によって接続できなくなることを防止する設計とする。
7 号炉については，接続口から復水補給水系配管まで鋼製配管でつながる「接続口（屋内本設）」を原子炉建屋南側に１箇所，原子炉建屋北側に１箇所設置
し，接続口から復水補給水系配管まで建屋内にホースを敷設してつながる「接続口（屋内ホース）」を原子炉建屋内東側に１箇所設置し,合計 3 箇所設置することで共通要因によって接続できなくなることを防止する設計とする。
（51-7）(4) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項四）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において可搬型重大事故等対処設備を設置場所に据え付け，及び常設設備と接続することができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。

添 3.8-34

(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
格納容器下部注水系（可搬型）である可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，
炉心損傷後の格納容器ベントを実施していない状況で屋外で使用する設備であり，想定される重大事故等が発生した場合における放射線を考慮しても作業への影響はないと想定しているが，仮に線量が高い場合は線源からの離隔距離をとること，線量を測定し線量が低い位置に配置することにより，これら設備の設置及び常設設備との接続が可能とする。また，現場での接続作業に当たっては，簡便な接続方式による結合金具により，確実に速やかに接続が可能な設計とする。
（51-7）(5) 保管場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項五）(ⅰ) 要求事項
地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロ
リズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管すること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

格納容器下部注水系（可搬型）である可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，
地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリ
ズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮し，格納容器下部注水系（常設）である復水移送ポンプと位置的分散を図り，発電所敷地内の高台の大湊側高台保管場所及び荒浜側高台保管場
所並びに 5 号炉東側第二保管場所に分散して保管する。
（51-8）(6) アクセスルートの確保（許可基準規則第 43 条第 3 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，工場等内の道路及び通路が確保できるよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

格納容器下部注水系（可搬型）である可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，
通常時は高台の荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所並びに 5 号炉東側
添 3.8-35

第二保管場所に分散して保管しており，想定される重大事故等が発生した場合においても，保管場所から接続場所までの運搬経路について，設備の運搬及び移動に支障をきたすことのないよう，迂回路も考慮して複数のアクセスルートを確保する。
（『可搬型重大事故等対処設備保管場所及びアクセスルートについて』参照）（51-9）(7)設計基準事故対処設備及び常設重大事故防止設備との多様性（設置許可基準規則
第 43 条第 3 項七）(ⅰ) 要求事項
重大事故防止設備のうち可搬型のものは，共通要因によって，設計基準事故
対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設
重大事故防止設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

格納容器下部注水系（可搬型）は可搬型重大事故緩和設備であり，常設重大事故緩和設備の格納容器下部注水系（常設）に対し多重性又は多様性及び独立性，位置的分散を図る設計としている。これらの詳細については，3.8.2.1.3の項に記載のとおりである。
（51-2，51-4，51-7，51-8）

添 3.8-36

3.8.3 その他設備
3.8.3.1 消火系による原子炉格納容器下部注水設備
3.8.3.1.1 設備概要
消火系による原子炉格納容器下部への注水設備は，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するために原子炉格納容器下部への注水を実施するものである。なお，本設備は事業者の自主的な取り組みで設置するものである。
本系統は，ディーゼル駆動消火ポンプを用い，ろ過水タンクを水源とした消火系配管保有水を消火系配管，弁類及び復水補給水系配管を経由して，原子炉格納容器下部への注水が可能な設備構成としている。消火系の電動弁については，全交流動力電源が喪失した場合であっても，プラント近傍又は高台に配備した常設代替交流電源設備（第一ガスタービン発電機）又は可搬型代替交流電源設備(電源車)からの給電により，
中央制御室から遠隔で操作が可能である。
（51-11）

添 3.8-37

3.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備【52 条】【設置許可基準規則】（水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備）
第五十二条 発電用原子炉施設には，炉心の著しい損傷が発生した場合において原
子炉格納容器内における水素による爆発（以下「水素爆発」という。）による破損を防止する必要がある場合には，水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために必要な設備を設けなければならない。
（解釈）１
第５２条に規定する「水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
＜BWR＞ａ）原子炉格納容器内を不活性化すること。
＜PWR のうち必要な原子炉＞ｂ）水素濃度制御設備を設置すること。
＜BWR 及びPWR 共通＞
ｃ）水素ガスを原子炉格納容器外に排出する場合には，排出経路での水素爆発を防止すること，放射性物質の低減設備，水素及び放射性物質濃度測定装置を設けること。
ｄ）炉心の著しい損傷時に水素濃度が変動する可能性のある範囲で測定できる監視設備を設置すること。
ｅ）これらの設備は，交流又は直流電源が必要な場合は代替電源設備からの給電を可能とすること。

添 3.9-1

3.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備
3.9.1 設置許可基準規則第 52 条への適合方針
炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器内における水素による爆発（以下「水素爆発」という。）による破損を防止する必要がある場合には，水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備として，不活性ガス系，
格納容器圧力逃がし装置，耐圧強化ベント系及び水素濃度監視設備を設ける。なお，
不活性ガス系は設計基準対象施設であり，炉心の著しい損傷が発生した場合に使用するものではないため，重大事故等対処設備とは位置付けない。
(1) 原子炉格納容器内の不活性化（設置許可基準規則解釈の第 1 項 a））
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内におけるジル
コニウム－水反応により発生する水素ガスにより，原子炉格納容器内で水素爆発が発生することを防止するため，原子炉運転中において原子炉格納容器内は，不活性ガス系により常時不活性化されている。
(2) 格納容器圧力逃がし装置の設置（設置許可基準規則解釈の第 1 項 c)e)）
格納容器圧力逃がし装置は，炉心の著しい損傷が発生した場合において水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止できるよう，原子炉格納容器内に滞留する水素ガス及び酸素ガスを大気へ排出するために使用する。
ⅰ)

格納容器圧力逃がし装置は，排気中に含まれる水素ガス及び酸素ガスによる水素爆発を防ぐため，系統内を不活性ガス（窒素ガス）で置換した状態で待機させ，使用後においても不活性ガスで置換できる設計とし，排出経路に
水素ガス及び酸素ガスが蓄積する可能性のある箇所にはバイパスラインを設け，水素ガス及び酸素ガスを連続して排出できる設計とする。
また，炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内雰囲
気ガスを不活性ガス系等を経由して，フィルタ装置及びよう素フィルタへ導き，放射性物質を低減させた後に原子炉建屋屋上に設ける放出口から排出することで，排気中に含まれる放射性物質の環境への排出を低減しつつ，ジル
コニウム－水反応及び水の放射線分解により発生する原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスを大気に排出できる設計とする。
また，フィルタ装置出口配管にフィルタ装置出口放射線モニタを設置することにより，放出口から排出される放射性物質濃度を測定し，監視することが可能な設計とする。さらに，水素ガスが蓄積する可能性のある排出経路の配管頂部にフィルタ装置水素濃度を設置することにより，排出経路における水素濃度を測定し，監視することが可能な設計とする。

ⅱ)

格納容器圧力逃がし装置のうち，フィルタ装置水素濃度は，常設代替交
流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
また，フィルタ装置出口放射線モニタは，常設代替直流電源設備又は可搬型直流電源設備から給電が可能な設計とする。

添 3.9-2

(3) 耐圧強化ベント系の設置（設置許可基準規則解釈の第 1 項 c)e)）
耐圧強化ベント系については，炉心の著しい損傷が発生した場合であって，代替循環冷却系を長期使用した際に，ジルコニウム－水反応及び水の放射線分解により原子炉格納容器内に発生する水素ガス及び酸素ガスを不活性ガス系
等を経由して，主排気筒（内筒）を通して大気へ排出することにより水素爆発
による原子炉格納容器の破損を防止するための設備として使用する。
また，炉心の著しい損傷が発生した場合に耐圧強化ベント系を使用するため，
以下の条件を満たすものとする。
ⅰ)

炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内雰囲気ガスを排出するために使用する際には，排気中に含まれる水素ガス及び酸素ガスによる水素爆発を防止するため，系統待機中に原子炉格納容器から耐圧強化
ベント弁までの配管については，系統内を不活性ガス（窒素ガス）で置換しておく運用とする。また，排出経路に水素ガス及び酸素ガスが蓄積する可能性のある箇所についてはバイパスラインを設け，水素ガス及び酸素ガスを連続して排出できる設計とする。さらに，可搬型窒素供給装置は，耐圧強化ベント系を使用する前に外部より排出経路の配管へ不活性ガス（窒素ガス）を供給できる設計とする。
耐圧強化ベント系は，サプレッション・チェンバ及びドライウェルのいずれにも接続し，炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器
内の水素ガス及び酸素ガスを排出する場合は，サプレッション・チェンバのプール水によるスクラビング効果が期待できるウェットウェルベントとすることにより，排出される放射性物質の低減を図るものとする。
また，排出経路の配管に耐圧強化ベント系放射線モニタを設置することにより，放出口から排出される放射性物質濃度を測定し，監視することが可能な設計とする。さらに，水素ガスが蓄積する可能性のある排出経路の配管頂部にフィルタ装置水素濃度を設置することにより，排出経路における系統内の水素濃度を測定し，監視することが可能な設計とする。

ⅱ)

耐圧強化ベント系のうち，フィルタ装置水素濃度は，常設代替交流電源設
備又は可搬型代替交流電源設備から給電が可能な設計とする。また，耐圧強化ベント系放射線モニタは，常設代替直流電源設備又は可搬型直流電源設備
から給電が可能な設計とする。

(4) 水素濃度監視設備の設置（設置許可基準規則解釈の第 1 項 d)e)）ⅰ) 炉心の著しい損傷が発生した場合に水素濃度が変動する可能性のある範囲
で水素濃度を監視するため，原子炉格納容器内に格納容器内水素濃度（SA）を設置する。また，原子炉格納容器内で発生する水素ガス及び酸素ガスによって原子炉格納容器内が水素爆発することを防止するため，原子炉格納容器
内雰囲気ガスを排出する必要がある。このため，格納容器内雰囲気計装にて，原子炉格納容器内の水素濃度に加え，原子炉格納容器内の酸素濃度の監視が可能な設計とする。
添 3.9-3

ⅱ)

格納容器内水素濃度（SA）は常設代替直流電源設備又は可搬型直流電源設
備からの給電により中央制御室において原子炉格納容器内の水素濃度監視が可能な設計とする。
また，格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度は全交流動力電源喪失が発生した場合でも，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電及びサンプリングガスを代替原子炉補機冷却系により冷却して，中央制御室において原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視が可能な設計とする。

なお，水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための自主対策設備として，以下を整備する。
(5) 可燃性ガス濃度制御系
炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器内で発生する水素ガス及び酸素ガスを再結合することにより水素濃度及び酸素濃度の抑制を行い，水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止する。
なお，可燃性ガス濃度制御系については設計基準事故対処設備として設置するものであることから，炉心の著しい損傷が発生した場合において可燃性ガス
濃度制御系を使用して原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度を制御する運用については自主的な運用とする。
(6) 可搬型格納容器窒素供給設備
原子炉格納容器内の水蒸気凝縮による負圧破損を防止するとともに，原子炉格納容器内の可燃性ガス濃度を低減するために，可搬型格納容器窒素供給設備を設ける。本系統は，可燃性ガス濃度制御系配管に接続治具を用いてホースを接続し，可搬型大容量窒素供給装置にて発生した窒素ガスをドライウェル及びサプレッション・チェンバに供給が可能な設計とする。
また，本設備は事故後 8 日目以降に使用するものである。
なお，可搬型格納容器窒素供給設備については，「3.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備（設置許可基準規則第 50 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

添 3.9-4

3.9.2 重大事故等対処設備
3.9.2.1 格納容器圧力逃がし装置
3.9.2.1.1 設備概要
格納容器圧力逃がし装置は，炉心の著しい損傷が発生した場合において水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止できるよう，原子炉格納容器内に滞留する水素ガス
及び酸素ガスを大気へ排出するために使用する。
本系統は，フィルタ装置，よう素フィルタ及びラプチャーディスク，電源設備（常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，代替所内電気設備，常設代替直流電
源設備，可搬型直流電源設備），計測制御装置，流路である不活性ガス系，耐圧強化
ベント系，格納容器圧力逃がし装置及び遠隔空気駆動弁操作設備の配管及び弁並びにホース等，排出元である原子炉格納容器（サプレッション・チェンバ，真空破壊弁を含む）で構成する。
また，炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内雰囲気ガスを
不活性ガス系等を経由して，フィルタ装置及びよう素フィルタへ導き，放射性物質を低減させた後に原子炉建屋屋上に設ける放出口から排出することで，排気中に含まれる放射性物質の環境への排出を低減しつつ，ジルコニウム－水反応及び水の放射線分解により発生する原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスを大気に排出できる設計とする。
本系統に関する系統概要図を図 3.9-1，本系統に関する重大事故等対処設備一覧を
表 3.9-1 に示す。
格納容器圧力逃がし装置の詳細は，「3.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備（設置許可基準規則第 50 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
また，フィルタ装置出口放射線モニタ，フィルタ装置水素濃度の詳細は，「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

添 3.9-5

図 3.9-1

コンプレッサー

コンプレッサー

可搬式窒素供給装置車等

添 3.9-6

格納容器圧力逃がし装置

FE

系統概要図

FE

LT

ドレンポンプ
流量

PI

RE

フィルタ
装置

よう素
フィルタ

H2E

フィルタ装置スクラバ水pHpH

原子炉建屋内の原子炉区域外フィルタ装置
水素濃度

H2E

フィルタ装置
入口圧力PT

フィルタ装置水素濃度

ドレンタンク水位

LＳ

ドレン
タンク

フィルタ装置
出口放射線モニタ

7号炉

フィルタ装置出口配管圧力Ｎ2ベントライン

オリフィス

ラプチャーディスク

配管遮蔽
AO

原子炉建屋原子炉区域

原子炉格納容器

〔ＦＣ〕

AO

・

PT

PT

MO

MO

〔ＦＣ〕

AO

・

格納容器圧力(D/W)

AO

格納容器圧力(S/C)
サプレッション・
チェンバ

原
子
炉
圧
力
容
器

ドライウェル

原子炉建屋
原子炉区域よりパージ用排風機

AO

〔ＦＯ〕

〔ＦＯ〕

MO

原子炉区域運転階より非常用ガス処理系
排風機へ

MO

原子炉区域・
タービン区域〔ＦＣ〕
換気空調系排風機へ

非常用ガス処理系
排風機より

MO

MO

〔ＦＯ〕

可燃性ガス濃度制御系
気水分離器より

〔ＦＣ〕

AO

〔ＦＣ〕

AO

・

MO

MO

〔ＦＣ〕

AO

・

遠隔空気駆動弁操作設備

遠隔空気駆動弁操作用ボンベ

遠隔手動弁操作設備

遠隔手動弁操作設備

遠隔手動弁操作設備

遠隔手動弁操作設備

遠隔空気駆動弁操作設備

遠隔空気駆動弁操作用ボンベ

遠隔手動弁操作設備

遠隔空気駆動弁操作用ボンベ

主排気筒

遠隔空気駆動弁操作用ボンベ

遠隔手動弁操作設備

遠隔空気駆動弁操作設備

Ｎ2供給ライン大物搬入口

タービン建屋

Ｎ2供給ライン可搬型窒素供給装置

原子炉建屋内の原子炉区域外遠隔空気駆動弁操作設備

MO

ドレン
移送ポンプ

フィルタ装置水位

DP

Ｎ2ベントライン

オリフィス

ラプチャーディスクフィルタ装置出口圧力

PT

薬液

給水ライン
薬液

ホース

補給用
ポンプ補給薬液補給用ポンプ
水中ポンプ等

Ｎ2供給ラインフィルタ装置金属フィルタ差圧

発電機

発電機

ホース

RE

フィルタ装置
出口放射線モニタ

6号炉

AO

可搬型窒素供給装置

スクラバ水pH制御設備

フィルタベント遮蔽壁
フィルタ装置

重大事故等対処設備（附属設備等）

重大事故等対処設備（主要設備）

・ 水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・ 電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・ 計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

MOMO

表 3.9-1 格納容器圧力逃がし装置に関する重大事故等対処設備一覧
設備区分
設備名
主要設備
フィルタ装置【常設】よう素フィルタ【常設】ラプチャーディスク【常設】フィルタ装置出口放射線モニタ【常設】フィルタ装置水素濃度【常設】附属設備
ドレン移送ポンプ【常設】ドレンタンク【常設】遠隔手動弁操作設備【常設】遠隔空気駆動弁操作用ボンベ【可搬】
可搬型窒素供給装置【可搬】
スクラバ水 pH 制御設備【可搬】
フィルタベント遮蔽壁【常設】
配管遮蔽【常設】
排出元
原子炉格納容器（サプレッション・チェンバ，真空破壊弁を含む）【常設】
流路
不活性ガス系 配管・弁【常設】耐圧強化ベント系 配管・弁【常設】
格納容器圧力逃がし装置 配管・弁【常設】遠隔空気駆動弁操作設備 配管・弁【常設】ホース・接続口【可搬】
注水先
－
※1
電源設備
常設代替交流電源設備
第一ガスタービン発電機【常設】軽油タンク【常設】タンクローリ（16kL）【可搬】
第一ガスタービン発電機用燃料タンク【常設】第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】可搬型代替交流電源設備
電源車【可搬】
軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
代替所内電気設備
緊急用断路器【常設】緊急用電源切替箱断路器【常設】緊急用電源切替箱接続装置【常設】AM 用動力変圧器【常設】AM 用 MCC【常設】AM 用切替盤【常設】AM 用操作盤【常設】非常用高圧母線 C 系【常設】非常用高圧母線 D 系【常設】（次頁へ続く）添 3.9-7

設備区分
※1

電源設備

計装設備※2

設備名
常設代替直流電源設備
AM 用直流 125V 蓄電池【常設】AM 用直流 125V 充電器【常設】可搬型直流電源設備
電源車【可搬】
AM 用直流 125V 充電器【常設】軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
上記常設代替直流電源設備への給電のための設備として以下の設備を使用する。
常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
フィルタ装置水位【常設】フィルタ装置入口圧力【常設】フィルタ装置金属フィルタ差圧【常設】フィルタ装置スクラバ水 pH【常設】ドライウェル雰囲気温度【常設】サプレッション・チェンバ気体温度【常設】格納容器内圧力（D/W）【常設】
格納容器内圧力（S/C）【常設】ドレンタンク水位【常設】計装設備（補助）※3※1：単線結線図を補足説明資料 50-2 に示す。
電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※2：主要設備を用いた炉心損傷防止及び格納容器破損防止対策を成功させるために把握することが必要な原子炉施設の状態
計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※3：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いる補助パ
ラメータ

添 3.9-8

3.9.2.2 耐圧強化ベント系
3.9.2.2.1 設備概要
耐圧強化ベント系は，炉心の著しい損傷が発生した場合において，代替循環冷却系を長期使用した際に，水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止できるよう，
原子炉格納容器内に滞留する水素ガス及び酸素ガスを大気へ排出するために使用する。
耐圧強化ベント系はサプレッション・チェンバ及びドライウェルのいずれにも接続し，炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスを排出するために使用する場合は，サプレッション・チェンバのプール
水によるスクラビング効果が期待できるサプレッション・チェンバ側からの排出経路のみを使用する。
本系統は，サプレッション・チェンバ，可搬型窒素供給装置，電源設備（常設代
替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，代替所内電気設備，常設代替直流電源
設備，可搬型直流電源設備），計測制御装置，流路である不活性ガス系，耐圧強化ベント系，遠隔空気駆動弁操作設備及び非常用ガス処理系の配管及び弁並びにホース，
主排気筒（内筒）等，排出元である原子炉格納容器（真空破壊弁を含む）で構成する。
また，炉心の著しい損傷が発生した場合において，代替循環冷却系を長期使用した際に，ジルコニウム－水反応及び水の放射線分解により原子炉格納容器内に発生する水素ガス及び酸素ガスを不活性ガス系等を経由して，主排気筒（内筒）を通して大気へ排出できる設計とする。
本系統は，排出経路の配管の一部が大気開放されており，排気中に含まれる水素ガスによる水素爆発を防止するために，可搬型窒素供給装置を用いて不活性ガスにて大気開放ラインのパージを行う。また，排出経路の配管に耐圧強化ベント系放射線モニタを設置することにより，排出された放射性物質濃度を測定し，監視が可能な設計とする。さらに，水素ガスが蓄積する可能性のある排出経路の配管頂部にフィルタ装置水素濃度を設置することにより，系統内に蓄積した水素濃度を測定し，監視が可能な設計とする。
本系統に関する系統概要図を図 3.9-2，本系統に関する重大事故等対処設備一覧を表 3.9-2 に示す。
耐圧強化ベント系放射線モニタ，フィルタ装置水素濃度の詳細は，「3.15 計装設
備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

添 3.9-9

・電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

：重大事故等対処設備（主要設備）：重大事故等対処設備（附属設備等）
主排気筒※６号炉については原子炉建屋内の原子炉区域外に設置

格納容器圧力逃がし装置へ

AO

耐圧強化ベント系
放射線モニタ※

原子炉建屋
原子炉区域より原子炉区域・
タービン区域〔ＦＣ〕
換気空調系排風機へ

RE

パージ用排風機
MO

AO
MO

非常用ガス処理系
排風機へ

遠隔空気駆動弁操作用ボンベ

遠隔空気駆動弁操作設備〔ＦＣ〕

HCWサンプへMO

遠隔手動弁操作設備

AO

遠隔空気駆動弁操作用ボンベ

AO
〔ＦＯ〕

AO

〔ＦＣ〕

原子炉区域運転階より

AO

〔ＦＯ〕

〔ＦＯ〕

ドライウェル

・

・

H2E

MO

〔ＦＣ〕

遠隔手動弁操作設備
遠隔手動弁操作設備

MO

遠隔空気駆動弁操作用ボンベ

格納容器圧力(D/W)

MO

PT

格納容器圧力(S/C)
PT

フィルタ装置水素濃度

遠隔手動弁操作設備

AO

サプレッション・
チェンバ

遠隔手動弁操作設備

〔ＦＣ〕

AO

・
原
子
炉
圧
力
容
器

遠隔空気駆動弁操作設備

遠隔空気駆動弁操作設備

・
遠隔手動弁操作設備

AO

遠隔空気駆動弁操作用ボンベ〔ＦＣ〕

MO
遠隔空気駆動弁操作設備

MO

原子炉格納容器原子炉建屋内の原子炉区域外タービン建屋

非常用ガス処理系
排風機より
MO

原子炉建屋原子炉区域

Ｎ2供給ライン可搬型窒素供給装置

図 3.9-2

耐圧強化ベント系

添 3.9-10

系統概要図

大物搬入口

表 3.9-2 耐圧強化ベント系に関する重大事故等対処設備一覧
設備区分
設備名
主要設備
可搬型窒素供給装置【可搬】
サプレッション・チェンバ【常設】
耐圧強化ベント系放射線モニタ【常設】フィルタ装置水素濃度【常設】※3
附属設備
遠隔手動弁操作設備【常設】遠隔空気駆動弁操作用ボンベ【可搬】
排出元
原子炉格納容器（真空破壊弁を含む）【常設】水源－
流路
不活性ガス系 配管・弁【常設】耐圧強化ベント系（W/W） 配管・弁【常設】遠隔空気駆動弁操作設備 配管・弁【常設】非常用ガス処理系 配管・弁【常設】主排気筒（内筒）【常設】
ホース・接続口【可搬】
注水先
－
※1
電源設備
常設代替交流電源設備
第一ガスタービン発電機【常設】軽油タンク【常設】タンクローリ（16kL）【可搬】
第一ガスタービン発電機用燃料タンク【常設】第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】可搬型代替交流電源設備
電源車【可搬】
軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
代替所内電気設備
緊急用断路器【常設】緊急用電源切替箱断路器【常設】緊急用電源切替箱接続装置【常設】AM 用動力変圧器【常設】AM 用 MCC【常設】AM 用切替盤【常設】AM 用操作盤【常設】非常用高圧母線 C 系【常設】非常用高圧母線 D 系【常設】常設代替直流電源設備
AM 用直流 125V 蓄電池【常設】AM 用直流 125V 充電器【常設】可搬型直流電源設備
電源車【可搬】
AM 用直流 125V 充電器【常設】（次頁へ続く）添 3.9-11

設備区分
電源設備※1

設備名

軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
上記常設代替直流電源設備への給電のための設備として以下の設備を使用する。
常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備※2
計装設備
ドライウェル雰囲気温度【常設】サプレッション・チェンバ気体温度【常設】格納容器内圧力（D/W）【常設】
格納容器内圧力（S/C）【常設】※1：単線結線図を補足説明資料 48-2 に示す。
電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※2：主要設備を用いた炉心損傷防止及び格納容器破損防止対策を成功させるために把握することが必要な原子炉施設の状態
計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※3：フィルタ装置水素濃度については，設置許可基準規則第 52 条において原子炉格納容器内の水素ガスを排出する際に要求されるものである。格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置水素濃度と兼用であり，サンプリングラインを切り替えることによって，耐圧強化ベント系も計測可能である。

添 3.9-12

3.9.2.2.2
主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
(1)耐圧強化ベント系
最高使用圧力：620kPa[gage]
最高使用温度：171℃
容量：約 15.8kg/s(2)サプレッション・チェンバ
個数
： 1
容量
： 約 3,600m3
取付箇所 ： 原子炉建屋原子炉区域(3)可搬型窒素供給装置（6 号及び 7 号炉共用）
種類：圧力スイング吸着式（PSA）
容量：約 70Nm3/h/台
個数：2（予備 1）
設置場所
：屋外
保管場所
：荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所

なお，電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」，計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則
第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

添 3.9-13

3.9.2.2.3 設置許可基準規則第 43 条への適合方針
3.9.2.2.3.1 設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
耐圧強化ベント系を構成する機器は，原子炉建屋原子炉区域内及び屋外に設置されている設備であることから，想定される重大事故等時における原子炉建屋原
子炉区域内及び屋外の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，以下の表 3.9-3 に示す設計とする。
耐圧強化ベント系の排出経路に設置される隔離弁の操作は，重大事故等が発生した場合の原子炉建屋原子炉区域内の環境を考慮し，また，電源喪失時においても操作可能なように，原子炉建屋内の原子炉区域外より遠隔手動弁操作設備を介しての人力操作が可能な設計とする。
耐圧強化ベント系のサプレッション・チェンバは原子炉建屋原子炉区域内の設備であることから，想定される重大事故等時における，原子炉建屋原子炉区域内の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，
以下の表 3.9-4 に示す設計とする。
耐圧強化ベント系の可搬型窒素供給装置は，屋外の荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所に保管し，重大事故等時にタービン建屋西側大物搬入口前の屋外に設置する設備であることから，想定される重大事故等時における，屋外の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，以下の表 3.9-5 に示す設計とする。
可搬型窒素供給装置の操作は，可搬型窒素供給装置に付属の操作スイッチにより，想定される重大事故等時において設置場所から操作可能な設計とする。風（台風）による荷重については，転倒しないことの確認を行っているが，詳細評価に
より転倒する結果となった場合は，転倒防止措置を講じる。積雪の影響について
は，適切に除雪する運用とする。また，降水及び凍結により機能を損なわないよう防水対策が取られた可搬型窒素供給装置を使用し，凍結のおそれがある場合は暖気運転を行い凍結対策とする。
（52-3，52-9，52-10）
表 3.9-3想定する環境条件及び荷重条件（耐圧強化ベント系）
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・放 原子炉建屋原子炉区域内及び屋外で想定される温度，圧
射線
力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
（次頁へ続く）添 3.9-14

屋外の天候による影響
海水を通水する系統
への影響
地震

風（台風）・積雪
電磁的障害

降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対策及び凍結対策を行える設計とする。
海水を通水することはない。
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方
針」に示す）。
屋外で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないことを評価により確認する。
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

表 3.9-4 想定する環境条件及び荷重条件（サプレッション・チェンバ）
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・ 原子炉建屋原子炉区域内で想定される温度，圧力，湿度及放射線
び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による影 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受け響ない。
海水を通水する系統 淡水だけでなく海水も使用する（常時海水を通水しない）。
への影響
可能な限り淡水源を優先し，海水通水は短期間とすること
で，設備への影響を考慮する。
地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方
針」に示す）。
風（台風）・積雪
原子炉建屋原子炉区域内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。
表 3.9-5想定する環境条件及び荷重条件（可搬型窒素供給装置）
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・放 屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に射線耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による影 降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対響策及び凍結対策を行える設計とする。
海水を通水する系統 海水を通水することはない。
への影響
地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認し，治具や輪留め等により転倒防止対策を行う。
（次頁へ続く）添 3.9-15風（台風）・積雪
電磁的障害

屋外で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないことを評価により確認する。
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものである
こと。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

耐圧強化ベント系を使用する際に操作が必要な隔離弁（一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側），二次隔離弁，フィルタ装置入口弁，耐圧強化ベント弁）
については，遠隔手動弁操作設備にて原子炉建屋内の原子炉区域外より人力にて遠隔操作することにより，重大事故等の環境下においても確実に操作が可能となる設計とする。また，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側），フィルタ装置入口弁，耐圧強化ベント弁については,遠隔空気駆動弁操作用ボンベ及び遠隔空気駆動弁操作設備にて原子炉建屋内の原子炉区域外より遠隔操作することにより，重大事故等の環境下においても確実に操作が可能な設計とする。さらに，
一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）,二次隔離弁については電源が復旧することにより，中央制御室でも遠隔操作可能である。二次隔離弁が使用できな
い場合には二次隔離弁バイパス弁を遠隔手動弁操作設備により，原子炉建屋内の原子炉区域外より人力にて遠隔操作することも可能である。なお，二次隔離弁バ
イパス弁についても，電源が復旧することにより，中央制御室でも遠隔操作可能である。表 3.9-6 に操作対象機器を示す。
これら操作機器については，運転員のアクセス性，操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，それぞれの操作対象については銘板をつけることで識別可能とし，運転員の操作及び監視性を考慮して確実に操作が可能な設計とする。
耐圧強化ベント系大気放出ラインの窒素パージを行うための操作が必要な機器及び操作に必要な弁を表 3.9-7 に示す。このうち，耐圧強化ベント系 N2 パージ
用元弁（二次格納施設側）及び耐圧強化ベント系 N2 パージ用元弁（タービン建屋側）については，原子炉建屋内の原子炉区域外に設置されており，手動操作で開閉することが可能な設計とする。
また，耐圧強化ベント系の可搬型窒素供給装置については，付属の操作スイッ
チからのスイッチ操作で起動する設計とする。可搬型窒素供給装置は付属の操作スイッチ及び操作に必要な弁を操作するにあたり，緊急時対策要員のアクセス性，
操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，それぞれの操作対象については銘板をつけることで識別可能とし，緊急時対策要員の操作・監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。

添 3.9-16

可搬型窒素供給装置は，接続口まで屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。
ホースの接続作業に当たっては，特殊な工具及び技量は必要とせず，簡便な結合金具による接続並びに一般的な工具を使用することにより，確実な接続が可能な設計とする。
操作が必要な弁については，原子炉建屋内の原子炉区域外にあるため，操作位
置及び作業位置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。
（52-3，52-4，52-9）
表 3.9-6 操作対象機器
機器名称
状態の変化
操作場所
一次隔離弁
弁閉→弁開 中央制御室（サプレッション・
原子炉建屋地下 1 階（原チェンバ側）
子炉建屋内の原子炉区域外）
原子炉建屋地下 1 階（原子炉建屋内の原子炉区域外）
二次隔離弁
弁閉→弁開 中央制御室

二次隔離弁
バイパス弁

弁閉→弁開

フィルタ装置
入口弁

弁開→弁閉

耐圧強化ベント弁

非常用ガス処理系
フィルタ装置出口
隔離弁 A

弁閉→弁開

弁閉確認

原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋内の原子炉区域外）
中央制御室
原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋内の原子炉区域外）
原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋内の原子炉区域外）
原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋内の原子炉区域外）
原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋内の原子炉区域外）
原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋内の原子炉区域
外）
中央制御室

操作方法
スイッチ操作
手動操作（遠隔手動
弁操作設備）
手動操作（遠隔空気駆動弁操作設備）
スイッチ操作
手動操作（遠隔手動
弁操作設備）
スイッチ操作
手動操作（遠隔手動
弁操作設備）
手動操作（遠隔手動
弁操作設備）
手動操作（遠隔空気駆動弁操作設備）
手動操作（遠隔手動
弁操作設備）
手動操作（遠隔空気駆動弁操作設備）
スイッチ操作※

原子炉建屋地上 3 階（原 手動操作
子炉建屋原子炉区域内）（次頁へ続く）添 3.9-17

機器名称
非常用ガス処理系
フィルタ装置出口
隔離弁 B

状態の変化
弁閉確認

操作場所
中央制御室

操作方法
スイッチ操作※

原子炉建屋地上 3 階（原 手動操作
子炉建屋原子炉区域内）

非常用ガス処理系 弁閉確認
U シール隔離弁

中央制御室

スイッチ操作※

6 号炉：原子炉建屋地上 3 手動操作
階（原子炉建屋原子炉区
域内）
7 号炉：原子炉建屋地上 4階（原子炉建屋原子炉区
域内）※ 中央制御室にてランプ確認を行う。全閉でないことが確認された場合はスイッチ
操作にて閉操作を行う。

機器名称
可搬型窒素供給装置
耐圧強化ベント系 N2 パ
ージ用元弁（二次格納施
設側）
耐圧強化ベント系 N2 パ
ージ用元弁（タービン建屋側）
ホース

表 3.9-7 操作対象機器
状態の変化
操作場所
起動・停止
屋外設置位置原子炉建屋
弁閉→弁開（原子炉建屋内の原子
炉区域外）
原子炉建屋
弁閉→弁開
（原子炉建屋内の原子
炉区域外）
屋外
ホース接続
タービン建屋

操作方法
スイッチ操作
手動操作

手動操作
人力接続

(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

耐圧強化ベント系において排出経路に設置される隔離弁（電動弁及び空気作動弁）については，表 3.9-8 に示すように発電用原子炉の停止中に機能・性能試験
及び弁動作試験が可能な設計とする。発電用原子炉の運転中については，弁の開閉試験により系統内に封入されている窒素が外部に排出されることを防止するため，開閉試験は実施しない。
耐圧強化ベント系のサプレッション・チェンバは，表 3.9-9 に示すように発電用原子炉の停止中に，内部の確認が可能な設計とする。また，気密性能の確認と添 3.9-18

して，全体漏えい率試験が可能な設計とする。発電用原子炉の運転中には中央制御室にて 24 時間に 1 回の頻度で水位の確認により漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
耐圧強化ベント系の可搬型窒素供給装置は，表 3.9-10 に示すように発電用原子炉の運転中又は停止中に独立して機能・性能試験，弁動作試験，分解検査及び外観検査が可能な設計とする。
可搬型窒素供給装置は，発電用原子炉の運転中又は停止中に分解又は取替え，車両としての運転状態の確認及び外観の確認が可能な設計とする。
また，上記の試験に加えて，発電用原子炉の運転中又は停止中に各接続口の弁開閉試験を実施することで弁開閉動作の確認が可能な設計とする。
運転性能の確認として，可搬型窒素供給装置の吐出圧力及び流量の確認を行う
ことが可能な設計とする。
ホースの外観検査として，機能・性能に影響を及ぼすおそれのある亀裂及び腐食等がないことの確認を行うことが可能な設計とする。
（52-5）
表 3.9-8

耐圧強化ベント系の試験及び検査

発電用原子炉項目の状態
停止中
機能・性能試験
弁動作試験

内容
漏えい確認
弁開閉動作の確認

表 3.9-9 サプレッション・チェンバの試験及び検査
発電用原子炉の
項目
内容
状態
停止中
外観検査
目視により内部を確認
機能・性能試験 全体漏えい率試験により気密性能を確認
運転中
異常監視
水位の監視により漏えいのないことを確認
表 3.9-10 可搬型窒素供給装置の試験及び検査
発電用原子炉の状態
項目
内容
運転中又は停止中
機能・性能試験 可搬型窒素供給装置の運転性能（吐出圧力，流量）の確認，漏えいの確認
弁動作試験
弁開閉動作の確認
可搬型窒素供給装置を分解し，部品の分解検査
表面状態を，試験及び目視により確認
又は必要に応じて取替え
可搬型窒素供給装置及びホースの外観
外観検査の確認
可搬型窒素供給装置の車両としての運
車両検査
転状態の確認添 3.9-19

(4) 切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

耐圧強化ベント系を使用する際には，流路に接続される弁（一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側），二次隔離弁，フィルタ装置入口弁，耐圧強化ベント弁）を電源喪失時においても遠隔手動弁操作設備にて原子炉建屋内の原子炉区域
外より人力にて遠隔操作することにより，排気ガスを非常用ガス処理系配管を経由して主排気筒（内筒）へ導くことが可能である。また，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側），フィルタ装置入口弁，耐圧強化ベント弁については, 遠
隔空気駆動弁操作用ボンベ及び遠隔空気駆動弁操作設備にて原子炉建屋内の原
子炉区域外より遠隔操作可能である。さらに，一次隔離弁（サプレッション・チ
ェンバ側），二次隔離弁については電源が復旧することにより，中央制御室でも遠隔操作可能である。二次隔離弁が使用できない場合には二次隔離弁バイパス弁を遠隔手動弁操作設備により，原子炉建屋内の原子炉区域外より人力にて操作することも可能である。二次隔離弁バイパス弁は，電源が復旧することにより，中央制御室でも遠隔操作可能である。
これにより，図 3.9-3 で示すタイムチャートのとおり速やかに切替え操作が可能である。
耐圧強化ベント系の可搬型窒素供給装置は，本来の用途以外の用途には使用しない。なお，重大事故等時に対処するために耐圧強化ベント系に系統構成を切り替える場合，切替え操作としては，接続口の弁開閉操作，ホース敷設及び接続作業，可搬型窒素供給装置の移動，設置，起動操作を行う。
耐圧強化ベント系の可搬型窒素供給装置の移動，設置，起動操作及び系統の切替えに必要な弁操作については，図 3.9-4 で示すタイムチャートのとおり速やかに切り替えることが可能である。
（52-4）
経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

60

50

70

80

備考

水素ガス及び酸素ガス排出開始 55分

要員（数）通信連絡設備準備，電源確認

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

系統構成

2

電源を 復旧しながら格納容器ベン ト開始

耐圧強化ベント系（W/W）による原子炉
格納容器内の水素ガス及び酸素ガスの排出移動，電源確保

現場運転員Ｃ，Ｄ

図 3.9-3系統構成を 行う。

移動，系統構成

2

耐圧強化ベント系（ウェットウェル）による原子炉格納容器内の水素ガス
及び酸素ガスの排出 タイムチャート＊

添 3.9-20経過時間（分）
10

手順の項目

20

40

30

50

備考

60
耐圧強化ラインの窒素ガスパージ作業完 了

要員（数）

約6時間

可搬型窒素供給装置健全性確認（荒浜高台置場）
現場移動
窒素供給設備健全性確認，移動，配置
2

耐圧強化ラインの窒素ガスパージ

カプラ接続，系統構成

緊急時対策要員
5号炉原子炉建屋内緊急時対策所～タービン建屋-原子炉建屋連絡通路移動ホース接続
2

窒素供給開始[5時間～※1]※1：窒素供給については継続的に供給する。

図 3.9-4

耐圧強化ラインの窒素ガスパージ

タイムチャート＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての 1.9 で示すタイムチャート(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

耐圧強化ベント系は，不活性ガス系，非常用ガス処理系及び格納容器圧力逃がし装置が接続されている。
通常時に使用する系統としては表 3.9-11 のとおり，不活性ガス系及び非常用
ガス処理系があるが，二次隔離弁，二次隔離弁バイパス弁及び耐圧強化ベント弁
を通常時閉とすることでこれらの系統とは隔離され，悪影響を防止する。格納容器圧力逃がし装置については，通常時は使用しない系統であるため，系統隔離弁であるフィルタ装置入口弁については通常時開としても悪影響を及ぼすことはない。
一方で，重大事故等時において耐圧強化ベント系を使用する際に，排出経路を構成するための隔離境界箇所は，表 3.9-12 のとおりである。
非常用ガス処理系（非常用ガス処理系排風機入口側）及び原子炉区域・タービ
ン区域換気空調系との接続箇所は，一次隔離弁と二次隔離弁の間となっており，それぞれの系統を隔離する弁は直列に各 2 弁ずつ設置してある。これらの弁は通常時閉，電源喪失時にはフェイルクローズとなる空気作動弁と通常時閉の手動弁であり，万が一，弁座からシートパスがあったとしても，排気ガスが他系統へ回り込むことを防止し，悪影響を及ぼさない設計とする。
また，格納容器圧力逃がし装置，非常用ガス処理系（非常用ガス処理系フィル
タ装置出口側）及び原子炉建屋との隔離弁については二次隔離弁より下流側に接続される。格納容器圧力逃がし装置との隔離弁は通常時開，電源喪失時にはフェイルオープンとなる空気作動弁であるため，耐圧強化ベント系使用時には閉操作が必要である。非常用ガス処理系フィルタ装置との隔離弁は，通常時閉の電動弁
添 3.9-21

であるが，非常用ガス処理系自動起動信号により自動開となるため，電源喪失時にはアズイズとなることを考慮すると，中央制御室での閉確認が必要である。また，主排気筒（内筒）で発生するドレンをサンプへ導くラインに接続する弁については通常時開の弁であり，耐圧強化ベント系使用前に中央制御室からの閉操作が必要である。これらの弁によって他系統と隔離する弁は直列に 2 弁ずつ設置されているものではないが，耐圧強化ベント系を使用した際には，二次隔離弁の開
度を調整開とする手順とすることで，当該弁の弁座シート部にかかる系統内圧力を低減させ，水素ガスが他系統へ回り込むことを防止する設計とする。
以上のことから，耐圧強化ベント系を用いる場合は，弁操作によって，通常時の系統構成から重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
耐圧強化ベント系のサプレッション・チェンバは，重大事故等時に弁操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に対して悪影
響を及ぼさない設計とする。
耐圧強化ベント系の可搬型窒素供給装置は，通常時は接続先の系統と分離して保管し，重大事故等時に接続，弁操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
また，放射性物質を含む系統と含まない系統を区分するため，通常時に接続口を弁により隔離する設計とする。
可搬型窒素供給装置は，治具や輪留めによる固定等をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型窒素供給装置は，飛散物となって他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
（52-3，52-4，52-5）
表 3.9-11 他系統との隔離弁（通常時）
取合系統
系統隔離弁
駆動方式
動作
不活性ガス系
二次隔離弁
電動駆動
通常時閉
二次隔離弁バイパス弁 電動駆動
通常時閉
非常用ガス処理系
耐圧強化ベント弁
空気駆動
通常時閉
電源喪失時閉
格納容器圧力逃がし装 フィルタ装置入口弁
空気駆動
通常時開
※
置
電源喪失時開※ 格納容器圧力逃がし装置は，重大事故等対処設備であり，通常時は使用しない系
統である。
表 3.9-12

他系統との隔離弁（重大事故等時）
取合系統
系統隔離弁
駆動方式
動作
非常用ガス処理系
第一隔離弁
空気駆動
通常時閉
（非常用ガス処理系
電源喪失時閉
排風機入口側）
第二隔離弁
手動
通常時閉
原子炉区域・タービン 第一隔離弁
空気駆動
通常時閉
区域換気空調系
電源喪失時閉
第二隔離弁
手動
通常時閉
（次頁へ続く）添 3.9-22

取合系統
系統隔離弁
駆動方式
動作
格納容器圧力逃がし装 第一隔離弁
空気駆動
通常時開
置
（フィルタ装置入口弁
電源喪失時開※）非常用ガス処理系
第一隔離弁
電動駆動
通常時閉
（非常用ガス処理系フ （フィルタ装置出口隔（自動起動インィルタ装置出口側）
離弁 A/B）
ターロック有）原子炉建屋内
第一隔離弁
電動駆動
通常時開
（非常用ガス処理系 U
シール隔離弁）※ 耐圧強化ベント使用時に切替え操作が必要（中央制御室若しくは現場にて容易に切替え可能）(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場
所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
耐圧強化ベント系の系統構成に必要な機器の設置場所，操作場所を表 3.9-13に示す。
炉心損傷後に耐圧強化ベント系を使用する際に操作が必要な排出経路に設置される隔離弁については，排気ガス中に含まれる放射性物質により，当該弁に直接近接して操作を行うことは困難であるため，中央制御室又は離れた場所から遠隔操作が可能な設計とする。また，原子炉建屋原子炉区域内に設置されている高線量配管に対して原子炉建屋原子炉区域壁厚さが足りないため，遮蔽効果が不十分である場合は，操作場所での被ばく線量率を評価した上で，追加で遮蔽体を設置する。
耐圧強化ベント系の可搬型窒素供給装置の操作が必要な機器の設置場所，操作
場所を表 3.9-14 に示す。このうち，可搬型窒素供給装置，ホースは屋外にあることから，操作位置及び作業位置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。また，耐圧強化ベント系 N2 パージ用元弁（二次格納施設側）及び耐圧強化ベント系 N2 パージ用元弁（タービン建屋側）については，原子炉建屋内の原子炉区域外に設置されていることから，操作位置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。
なお，タービン建屋内にホースを設置する場合は，放射線量を確認して，適切な放射線対策に基づき作業安全確保を確認した上で作業を実施する。
（52-3，52-4，52-9）
添 3.9-23

表 3.9-13

操作対象機器設置場所
機器名称
設置場所
一次隔離弁（サプレッション・ 原子炉建屋地下 1 階（原チェンバ側）
子炉建屋原子炉区域内）

二次隔離弁

原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋原子炉区域内）

二次隔離弁バイパス弁

原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋原子炉区域内）

フィルタ装置入口弁

原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋原子炉区域内）

耐圧強化ベント弁

原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋原子炉区域内）

真空破壊弁
非常用ガス処理系フィルタ装
置出口隔離弁 A
非常用ガス処理系フィルタ装
置出口隔離弁 B
非常用ガス処理系 U シール隔離弁

原子炉格納容器内
原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋原子炉区域内）
原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋原子炉区域内）
6 号炉：原子炉建屋地上 3階（原子炉建屋原子炉区
域内）
7 号炉：原子炉建屋地上 4階（原子炉建屋原子炉区
域内）

表 3.9-14
機器名称
可搬型窒素供給装置
耐圧強化ベント系 N2 パージ
用元弁（二次格納施設側）
耐圧強化ベント系 N2 パージ
用元弁（タービン建屋側）
ホース

操作場所
中央制御室
原子炉建屋地下 1 階（原子炉建屋内の原子炉区
域外）
中央制御室
原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋内の原子炉区
域外）
中央制御室
原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋内の原子炉区
域外）
原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋内の原子炉区
域外）
原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋内の原子炉区
域外）
－
中央制御室
中央制御室
中央制御室

操作対象機器設置場所
設置場所
操作場所
屋外設置位置屋外設置位置原子炉建屋
原子炉建屋（原子炉建屋内の原子炉 （原子炉建屋内の原子炉
区域外）
区域外）
原子炉建屋
原子炉建屋
（原子炉建屋内の原子炉 （原子炉建屋内の原子炉
区域外）
区域外）
屋外
屋外
タービン建屋
タービン建屋添 3.9-24

3.9.2.2.3.2 設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 2 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
耐圧強化ベント系は，想定される重大事故等時において，原子炉格納容器内に滞留する水素ガス及び酸素ガスを大気へ排出することで，水素爆発による原子炉
格納容器の破損を防止する設計とする。
耐圧強化ベント系は，原子炉定格熱出力の 1%に相当する 15.8kg/s の蒸気を排出することが可能であり，水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために十分な排出流量を有する設計とする。
また，耐圧強化ベント系の最高使用圧力は,原子炉格納容器の最高使用圧力の 2倍の 620kPa[gage]，最高使用温度は,原子炉格納容器の最高使用温度の 171℃とする。炉心損傷後の耐圧強化ベント系は，代替循環冷却系を長期使用した際に使用するものであるため，耐圧強化ベント系を使用する際の原子炉格納容器の圧力並びに温度は，これよりも十分に低いものとなる。
サプレッション・チェンバは，設計基準対象施設と兼用しており，設計基準対象施設としての保有水量が，炉心の著しい損傷発生後の原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスを排出する際において，スクラビング効果による放射性物質の低減が可能な水量に対して十分であるため、設計基準対象施設と同仕様の設計とする。
（52-6）(2) 共用の禁止（設置許可基準規則第 43 条第 2 項二）(ⅰ) 要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

耐圧強化ベント系及び耐圧強化ベント系のサプレッション・チェンバは，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。
(3) 設計基準対処設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 2 項三）(ⅰ) 要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであ
添 3.9-25

ること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系は，非常用交流電源設備に対して多様性を有する常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備及び常設
代替直流電源設備又は可搬型直流電源設備からの給電により駆動できる設計とする。
耐圧強化ベント系は，同一目的の水素爆発による原子炉格納容器の損傷を防止するための設備である可燃性ガス濃度制御系と異なる方式にて水素ガス及び酸
素ガスの濃度を低減することで多様性を有する設計とし，共通要因によって同時に機能を損なわないよう，位置的分散を図る設計とする。
格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置及びよう素フィルタ並びにラプチャーディスクは原子炉建屋近傍の屋外に設置し，耐圧強化ベント系のサプレッショ
ン・チェンバは原子炉建屋内に設置することで共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
（52-2，52-3，52-4）

添 3.9-26

3.9.2.2.3.3 設置許可基準規則第 43 条第 3 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 3 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量に加え，十分に余裕のある容量を有するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
耐圧強化ベント系の可搬型窒素供給装置は，想定される重大事故等が発生し，代替循環冷却系を長期使用した場合であって，原子炉格納容器内で発生する水素ガス及び酸素ガスによる原子炉格納容器内の水素爆発を防止するため，適切なタイミングにて耐圧強化ベント系を用いて原子炉格納容器内雰囲気ガスを排出する前までに，短時間で耐圧強化ベント系大気放出ラインを窒素ガスにてパージするだけの流量を有する設計とする。
可搬型窒素供給装置は，耐圧強化ベント系大気放出ラインを窒素ガスにてパージするだけの流量を確保できる容量を有するものを 1 セット 1 台使用する。保
有数は 6 号及び 7 号炉共用で 2 セット 2 台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 台(6 号及び 7 号炉共用)の合計 3 台を分散して保管する。
（52-6）(2) 確実な接続（設置許可基準規則第 43 条第 3 項二）(ⅰ) 要求事項
常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。）と接続するものにあっては，当該常設設備と容易かつ確実に接続することができ，かつ，二以上の系統又は発電用原子炉施設が相互に使用することができるよう，接続部の規格の統一その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
耐圧強化ベント系の可搬型窒素供給装置の接続箇所は，格納容器圧力逃がし装置への窒素ガスの供給にも使用することができるよう，可搬型窒素供給装置から来るホースと接続口について，簡便な接続方式である結合金具にすることに加え，接続口の口径を 25A に統一することで，確実に接続ができる設計とする。
また，6 号及び 7 号炉が相互に使用することができるよう，可搬型窒素供給装置から来るホースと接続口について，ホースと接続口を簡便な接続方式である結合金具にすることに加え，接続口の口径を 25A に統一することで，確実に接続ができる設計とする。
（52-9）

添 3.9-27

(3) 複数の接続口（設置許可基準規則第 43 条第 3 項三)(ⅰ) 要求事項
常設設備と接続するものにあっては，共通要因によって接続することができな
くなることを防止するため，可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外から水又は電力を供給するものに限る。）の接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設けるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

耐圧強化ベント系の可搬型窒素供給装置は，原子炉建屋の外から水又は電力を供給するものではない。

(4) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項四）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において可搬型重大事故等対処設備を設置場所に据え付け，及び常設設備と接続することができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
耐圧強化ベント系の可搬型窒素供給装置の操作位置及び作業位置は屋外であり，想定される重大事故等が発生した場合における放射線を考慮しても作業への影響はないと想定しているが，仮に線量が高い場合は線源からの離隔距離をとる
こと，線量を測定し線量が低い位置に配置することにより，これら設備の設置及び常設設備との接続が可能である。また，現場での接続作業に当たっては，簡便な結合金具による接続方式により，確実に速やかに接続が可能である。
（52-9）(5) 保管場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項五）(ⅰ) 要求事項
地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリ
ズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管すること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

耐圧強化ベント系の可搬型窒素供給装置は，地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響，設計基準事故対処
添 3.9-28

設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮し，格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置、よう素フィルタ及びラプチャーディスクと位置的分散を図り，発電所敷地内の荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所に分散して保管する。
（52-10)(6) アクセスルートの確保（設置許可基準規則第 43 条第 3 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，工場等内の道路及び通路が確保できるよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

耐圧強化ベント系の可搬型窒素供給装置は，通常時は高台の荒浜側高台保管場
所及び大湊側高台保管場所に分散して保管しており，想定される重大事故等が発生した場合においても，保管場所から接続場所までの運搬経路について，設備の運搬及び移動に支障をきたすことのないよう，迂回路も考慮して複数のアクセス
ルートを確保する。
（『可搬型重大事故等対処設備保管場所及びアクセスルートについて』参照）（52-11）(7) 設計基準事故対処設備及び常設重大事故防止設備との多様性（設置許可基準規則
第 43 条第 3 項七）(ⅰ) 要求事項
重大事故防止設備のうち可搬型のものは，共通要因によって，設計基準事故対
処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設重大事故防止設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

耐圧強化ベント系の可搬型窒素供給装置は，重大事故緩和設備として配備するものであるが，安全機能等を有する設備が設置されている原子炉建屋と位置的分散を図り，発電所敷地内の荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所に分散して配置する設計とする。

添 3.9-29

3.9.2.3 水素濃度監視設備及び酸素濃度監視設備
3.9.2.3.1 設備概要
格納容器内水素濃度（SA）は，炉心の著しい損傷が発生した場合に水素濃度が変動する可能性のある範囲で水素濃度を監視することを目的として原子炉格納容器内に検出器を設置し，水素濃度を測定する。また，格納容器内水素濃度（SA）は常設直流電源が喪失した場合においても常設代替直流電源設備又は可搬型直流電源
設備からの給電により中央制御室において原子炉格納容器内の水素濃度の監視が可能である。
格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度は，炉心の著しい損傷が発生した場
合に原子炉格納容器内で発生する水素ガス及び酸素ガスによる原子炉格納容器内の水素爆発を防止するため，原子炉格納容器内雰囲気ガスを排出する必要があることから，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視を目的として原子炉建屋
原子炉区域内に検出器を設置し，原子炉格納容器内のガスをサンプリングすること
で原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度を測定する。
格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度のサンプリング装置は，原子炉格納容器内のガスをサンプリングポンプにより吸い込み，冷却器及び除湿器でガスを処理した後，水素濃度検出器及び酸素濃度検出器により原子炉格納容器内の水素濃度
及び酸素濃度を測定する。
全交流動力電源喪失が発生した場合は常設代替交流電源設備又は可搬型代替交
流電源設備からの給電が可能であり，また，サンプリングガスを冷却するための原子炉補機冷却系による冷却機能が喪失した場合においても，代替原子炉補機冷却系
による冷却により中央制御室において原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視が可能である。
水素濃度監視設備及び酸素濃度監視設備に関する系統概要図を図 3.9-5，水素濃度監視設備及び酸素濃度監視設備に関する重大事故等対処設備一覧を表 3.9-15 に示す。

添 3.9-30

凡例

電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）
」で示す。

信号系
冷却系
サンプリング配管

H2E

水素検出器

O2E

酸素検出器

原子炉建屋

中央制御室

ドライウェル

指示計

サンプリング
ポンプ
除湿器 冷却器
格納容器内水素濃度

H2E

O2E

H2E

格納容器内酸素濃度
サンプリング
ポンプ（代替）
原子炉補機冷却系

格納容器内
水素濃度（SA）

H2E
サプレッション・
チェンバ

図 3.9-5

水素濃度監視設備及び酸素濃度監視設備に関する系統概要図

添 3.9-31

指示計表 3.9-15

水素濃度監視設備及び酸素濃度監視設備に関する重大事故等対処設備一
覧
設備区分
設備名
主要設備
格納容器内水素濃度（SA）【常設】
格納容器内水素濃度【常設】格納容器内酸素濃度【常設】
附属設備
－
水源
－
流路
注水先
電源設備※1－－
常設代替交流電源設備
第一ガスタービン発電機【常設】軽油タンク【常設】タンクローリ（16kL）【可搬】
第一ガスタービン発電機用燃料タンク【常設】第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】可搬型代替交流電源設備
電源車【可搬】
軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
常設代替直流電源設備
AM 用直流 125V 蓄電池【常設】AM 用直流 125V 充電器【常設】可搬型直流電源設備
電源車【可搬】
AM 用直流 125V 充電器【常設】軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
上記常設代替直流電源設備への給電のための設備として以下の設備を使用する。
常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
計装設備－※1：単線結線図を補足説明資料 52-2 に示す。
電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

添 3.9-32

3.9.2.3.2 主要設備の仕様
主要設備の仕様を表 3.9-16 に示す。
表 3.9-16

主要設備の仕様名称
格納容器内水素濃度（SA）

検出器の種類
水素吸蔵材料式
水素検出器

計測範囲
0～100vol%

個数
2

取付箇所
原子炉格納容器内

格納容器内水
素濃度

熱伝導式
水素検出器

0～30vol%（6 号炉）
0～20vol%/0～100vol%
（7号炉）

2

格納容器内酸
素濃度

熱磁気風式
酸素検出器

0～30vol%(6号炉)
0～10vol%/0～30vol%
(7号炉)

2

原子炉建屋地上3，中3階（6号炉）
原子炉建屋地上中3階（7号炉）
原子炉建屋地上3，中3階（6号炉）
原子炉建屋地上中3階（7号炉）

なお，電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

添 3.9-33

3.9.2.3.3

設置許可基準規則第 43 条への適合方針

3.9.2.3.3.1
設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
格納容器内水素濃度（SA）は，原子炉格納容器内に設置する設備であることから，想定される重大事故等時における，原子炉格納容器内の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，以下の表 3.9-17 に示す設計とする。
格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度は，原子炉建屋原子炉区域内に設置する設備であることから，想定される重大事故等時における，原子炉
建屋原子炉区域内の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，以下の表 3.9-17 に示す設計とする。
表 3.9-17想定する環境条件及び荷重条件
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・放 原子炉格納容器内又は原子炉建屋原子炉区域内で想定さ射線れる温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による影響 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
海水を通水する系統へ 海水を通水することはない。
の影響
地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.3 耐震設計の基本方
針」に示す）。
風（台風）・積雪
原子炉格納容器内又は原子炉建屋原子炉区域内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。
（52-3）(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項
添 3.9-34

想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
格納容器内水素濃度（SA）は，想定される重大事故等時において中央制御室にて監視できる設計であり現場又は中央制御室による操作は発生しない。
格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度は，通常時からサンプリング
方式による計測を実施しており，中央制御室にて監視を行っている。サンプ
リング装置は，中央制御室の格納容器内雰囲気モニタ盤からスイッチ操作が可能な設計とする。
中央制御室の操作スイッチを操作するにあたり，運転員のアクセス性，操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，操作対象については銘板をつけることで識別可能とし，運転員の操作及び監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。
以下の表 3.9-18 に操作対象機器を示す。
（52-3）
表 3.9-18
機器名称
格納容器内水素濃度
格納容器内酸素濃度（サンプリング装置）

操作対象機器

状態の変化

操作場所

操作方法

停止・起動
系統選択（D/W⇔S/C）

中央制御室

スイッチ操作(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
格納容器内水素濃度（SA），格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度は，以下の表3.9-19に示すように発電用原子炉の停止中に模擬入力による機能・性能の確認（特性の確認）及び校正が可能な設計とする。格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度のサンプリング装置は，発電用原子炉の停止中に
機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
表 3.9-19
機器名称

水素濃度及び酸素濃度監視設備の試験及び検査
発電用原子炉項目
内容の状態
格納容器内水素濃度（SA）
基準ガス校正停止中
機能・性能試験
計器校正
添 3.9-35（次頁へ続く）格納容器内水素濃度
格納容器内酸素濃度（サンプリング装置）

停止中

基準ガス校正計器校正
機能・性能試験
運転性能，漏えいの確認（52-5）(4) 切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
格納容器内水素濃度（SA），格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度は，想定される重大事故等時において，他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。
（52-4）(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1
す。

多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示

格納容器内水素濃度（SA），格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度は，他の設備と遮断器又はヒューズによる電気的な分離を行うことで，他の設備に電気的な悪影響を及ぼさない設計とする。
(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない
設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

格納容器内水素濃度（SA）は，重大事故等において中央制御室にて監視で添 3.9-36

きる設計であり現場における操作は発生しない。
格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度の設置場所，操作場所を表
3.9-20 に示す。格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度は，通常時から
サンプリング方式による計測を実施しており，中央制御室にて監視を行っている。サンプリング装置は，中央制御室にて操作を実施するため，操作位置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。
表 3.9-20
機器名称
格納容器内水素濃度
格納容器内酸素濃度（サンプリング装置）

操作対象機器設置場所
設置場所

操作場所

原子炉建屋地上 3，中 3 階（6 号炉）
原子炉建屋地上中 3 階（7 号炉）

中央制御室（52-3）

3.9.2.3.3.2
設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 2 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.2

容量等」に示す。

格納容器内水素濃度（SA）は，想定される重大事故等時に原子炉格納容器内の水素濃度が変動する可能性のある範囲を測定できる設計とする。
格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度は，想定される重大事故等時に原子炉格納容器内の水素爆発を防止するため，その可燃限界濃度（水素濃度4vol%，酸素濃度：5vol%）を測定できる設計とする。
（52-6）(2) 共用の禁止（設置許可基準規則第 43 条第 2 項二）(ⅰ) 要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉
施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1
す。

多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示

格納容器内水素濃度（SA），格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。
添 3.9-37

(3) 設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 2 項三）(ⅰ) 要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1
す。

多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示

格納容器内水素濃度（SA）は，格納容器内水素濃度（サンプリングによる計測方式）と異なる計測方式とすることで多様性を有する設計とし，検出器も位置的分散を図る設計とすることで，地震，火災，溢水等の主要な共通要因故障によって同時に機能を損なわない設計とする。また，格納容器内水素濃度（SA）の電源は，非常用交流電源設備に対して多様性を有する常設代替
直流電源設備又は可搬型直流電源設備から給電が可能な設計とする。
格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度は，設計基準事故対処設備を使用するものであり，電源については非常用交流電源設備に対して多様性を有する常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備から給電が可能な設計とする。また，サンプリングガスの冷却については，原子炉補機冷却系に対して多様性を有する代替原子炉補機冷却系から冷却水を供給が可能な設計とする。
（52-2，52-3）

添 3.9-38

3.9.3 その他設備
3.9.3.1 可燃性ガス濃度制御系
3.9.3.1.1 設備概要
炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器内で発生する水素ガス
及び酸素ガスを再結合することにより水素濃度及び酸素濃度の抑制を行い，水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止する。
なお，可燃性ガス濃度制御系については設計基準事故対処設備として設置するものであることから，炉心の著しい損傷が発生した場合に可燃性ガス濃度制御系を使用して原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度を制御する運用については自主的な運用とする。
（52-12）添 3.9-39

3.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備【53 条】【設置許可基準規則】（水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備）
第五十三条
発電用原子炉施設には，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉建屋その他の原子炉格納容器から漏えいする気体状の放射性物質を格納するための施設（以下「原子炉建屋等」という。）の水素爆発による損傷を防止する必要がある場合には，水素爆発による当該原子炉建屋等の損傷を防止するために必要な設備を設けなければならない。
（解釈）
1 第53条に規定する「水素爆発による当該原子炉建屋等の損傷を防止するために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
a） 水素濃度制御設備（制御により原子炉建屋等で水素爆発のおそれがないことを示すこと。）又は水素排出設備（動的機器等に水素爆発を防止する機能を付けること。放射性物質低減機能を付けること。）を設置すること。
b） 想定される事故時に水素濃度が変動する可能性のある範囲で推定できる監視設備を設置すること。
c） これらの設備は，交流又は直流電源が必要な場合は代替電源設備からの給電を可能とすること。

添 3.10-1

3.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備
3.10.1 設置許可基準規則第 53 条への適合方針
炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉建屋等の水素爆発による損傷を防止するために，水素濃度制御設備及び水素濃度監視設備として以下の設備を設ける。
(1) 静的触媒式水素再結合器(設置許可基準規則解釈の第 1 項 a), c))
水素濃度制御設備として，燃料取替床に静的触媒式水素再結合器を設置し，炉心の著しい損傷が発生して原子炉格納容器から原子炉建屋内に水素ガスが漏えいした場合において，原子炉建屋内の水素濃度上昇を抑制し，水素濃度を可燃限界未満に制御することで，原子炉建屋の水素爆発を防止する設計とする。また，
静的触媒式水素再結合器は運転員による起動操作を行うことなく，水素ガスと酸素ガスを触媒反応によって再結合できる装置を適用し，起動操作に電源が不要な設計とする。
また，静的触媒式水素再結合器の動作確認を行うために静的触媒式水素再結合器動作監視装置として，静的触媒式水素再結合器の入口側及び出口側に温度計を設置し，中央制御室で監視可能な設計とする。静的触媒式水素再結合器動作監視
装置は，代替電源設備からの給電により中央制御室において静的触媒式水素再結合器の動作確認が可能な設計とする。
(2) 水素濃度監視設備(設置許可基準規則解釈の第 1 項 b), c))
原子炉建屋水素濃度は，炉心の著しい損傷が発生した場合に水素濃度が変動する可能性のある範囲で水素濃度を監視することを目的として原子炉建屋内に検出器を設置し，水素濃度を測定する。また，原子炉建屋水素濃度は代替電源設備
からの給電により中央制御室において原子炉建屋内水素濃度の監視が可能な設計とする。
また，重大事故等時において原子炉建屋等の水素爆発による損傷を防止するための自主対策設備として，以下を整備する。
(3) 格納容器頂部注水系の設置
原子炉格納容器トップヘッドフランジのシール材の熱劣化を緩和し，原子炉格
納容器から原子炉建屋への水素漏えいを抑制するために，原子炉ウェルに注水することで原子炉格納容器頂部を冷却する格納容器頂部注水系を設置する。
格納容器頂部注水系は，重大事故等時に原子炉建屋外から代替淡水源（淡水貯水池及び防火水槽）の水，若しくは海水を，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）により原子炉ウェルに注水することで原子炉格納容器頂部を冷却できる設計とす

添 3.10-2

る。
(4) サプレッションプール浄化系による原子炉ウェル注水手段の整備
サプレッションプール浄化系により復水貯蔵槽の水を原子炉ウェルに注水することで原子炉格納容器頂部を冷却し，原子炉格納容器から原子炉建屋への水素漏えいを抑制する。
(5) 原子炉建屋トップベント設備の設置
原子炉建屋トップベント設備を設置し，仮に原子炉建屋内の水素濃度が上昇した場合においても，燃料取替床天井部の水素ガスを外部へ排出することで，水素ガスの建屋内滞留を防止する設計とする。

添 3.10-3

3.10.2 重大事故等対処設備
3.10.2.1 静的触媒式水素再結合器
3.10.2.1.1 設備概要
静的触媒式水素再結合器は，炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉建屋内の水素濃度上昇を抑制し，原子炉建屋等の水素爆発を防止する機能を有する。この設備は，触媒カートリッジ，ハウジング等の静的機器で構成し，運転員による起動操作を行うことなく，原子炉格納容器から原子炉建屋に漏えいした
水素ガスと酸素ガスを触媒反応によって再結合させることができる。
静的触媒式水素再結合器の動作監視装置として，静的触媒式水素再結合器の入口側及び出口側に温度計を設置し，中央制御室から監視可能な設計とする。また，静的触媒式水素再結合器動作監視装置は代替電源設備から給電が可能な設計とする。
静的触媒式水素再結合器に関する概要図を図 3.10-1 に，静的触媒式水素再結合器動作監視装置に関する系統概要図を図 3.10-2 に，重大事故等対処設備一覧を表
3.10-1 に示す。

触媒カートリッジ
触媒カートリッジ

図 3.10-1

静的触媒式再結合器
静的触媒式水素再結合器

静的触媒式水素再結合器概要図

添 3.10-4

凡例
信号系

静的触媒式水素再結合器
動作監視装置TE

中央制御室へ

TE

温度検出器

原子炉建屋
TE
静的触媒式水素再結合器

中央制御室へTE

ドライウェル

TE

原
子
炉
圧
力
容
器

中央制御室

TEより

指示計

TEより

サプレッション・
チェンバ

電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」
で示す。

図3.10-2

静的触媒式水素再結合器動作監視装置の系統概要図

添 3.10-5

表 3.10-1

静的触媒式水素再結合器及び静的触媒式水素再結合器動作監視装置
に関する重大事故等対処設備一覧

設備区分

設備名

主要設備

静的触媒式水素再結合器【常設】静的触媒式水素再結合器動作監視装置【常設】

附属設備

－

水源

－

流路

－

注水先

－

電源設備※1

常設代替直流電源設備
AM 用直流 125V 蓄電池【常設】AM 用直流 125V 充電器【常設】可搬型直流電源設備
電源車【可搬】
AM 用直流 125V 充電器【常設】軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
上記常設代替直流電源設備への給電のための設備として以下の設備を使用する。
常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備

計装設備

－

※1：単線結線図を補足説明資料 53-2 に示す。
電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

添 3.10-6

3.10.2.1.2
主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
(1) 静的触媒式水素再結合器
種類：触媒反応式
水素処理容量 ：約0.25kg/h/個(水素濃度4.0vol％，100℃，大気圧において)最高使用温度 ：300℃
個数
本体材料
取付箇所

：56
：ステンレス鋼：原子炉建屋地上4階(2) 静的触媒式水素再結合器動作監視装置
主要設備の仕様を表 3.10-2 に示す。
表3.10-2
名称
静的触媒式水素再結合器
動作監視装置主要設備の仕様

検出器の種類

計測範囲

個数

取付箇所

熱電対

0～300℃

4※

原子炉建屋地上4階※ 2個の静的触媒式水素再結合器に対して，出入口に1個設置

なお，電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

添 3.10-7

3.10.2.1.3

設置許可基準規則第 43 条への適合方針

3.10.2.1.3.1
設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
静的触媒式水素再結合器及び静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，原子
炉建屋原子炉区域内に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，原子炉建屋原子炉区域内の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮できるよう，以下の表 3.10-3 に示す設計とする。なお，静的触媒式水素再結合器は，触媒が湿度及び蒸気による性能低下を防止するために，触媒粒に疎水コーティングを施す設計とする。
（53-3）
表 3.10-3想定する環境条件及び荷重条件

環境条件等

対応

温度・圧力・湿度・放射線

原子炉建屋原子炉区域内で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。

屋外の天候による影響

屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。

海水を通水する系統へ海水を通水することはない。

の影響
地震

適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方
針」に示す）。

風（台風）・積雪

原子炉建屋原子炉区域内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。

電磁的障害

重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

添 3.10-8

(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
静的触媒式水素再結合器は，水素ガスと酸素ガスが流入すると触媒反応によって受動的に起動する設備とし，操作不要な設計とする。
静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，想定される重大事故等時において中央制御室にて監視可能な設計であり現場又は中央制御室による操作は発生しない。
(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
静的触媒式水素再結合器は，表3.10-4に示すように，発電用原子炉の停止
中に機能・性能試験及び外観検査が可能とするため，触媒カートリッジが取り出しできる設計とする。
静的触媒式水素再結合器には，専用の検査装置を用意し，静的触媒式水素再結合器内の触媒カートリッジを抜き取り，検査装置にセット後，水素ガスを含む試験ガスを通気することで水素処理性能の確認が可能な設計とする。
また，発電用原子炉の停止中に，触媒カートリッジに異物の付着がないこと，ハウジングが設計のとおりの形状を保持していることを外観検査にて確
認可能な設計とする。
（53-5,別添資料－3）

添 3.10-9

表 3.10-4静的触媒式水素再結合器の試験及び検査

発電用原子炉
の状態
停止中

項目

内容

外観検査

触媒カートリッジの外観確認
ハウジングの外観確認

機能・性能試験

触媒カートリッジの水素処理性能確認

静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，表3.10-5に示すように，発電用原子炉の停止中に模擬入力による機能・性能の確認（特性の確認）及び校正が可能な設計とする。
（53-5）
表 3.10-5静的触媒式水素再結合器動作監視装置の試験及び検査

発電用原子炉
の状態
停止中

項目

内容

機能・性能試験

絶縁抵抗測定温度確認
計器校正(4) 切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
静的触媒式水素再結合器は，重大事故等時における原子炉建屋内の水素濃度上昇抑制機能としてのみ使用することとし，本来の用途以外の用途に使用しない設計とする。また，静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，重大事故時における静的触媒式水素再結合器の動作確認に使用するものであり，本来の用途以外の用途には使用しない設計とする。そのため，静的触媒式水素再結合器及び静的触媒式水素再結合器動作監視装置について，重大事故等時において他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。
（53-4）

添 3.10-10

(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

静的触媒式水素再結合器は，他の設備と独立して燃料取替床壁面近傍に機器単独で設置することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，静的触媒式水素再結合器は，水素ガスが存在しないと再結合反応を起こすことはなく，プラント運転中に他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。炉心の著しい損傷が発生し，燃料取替床に水素ガスが漏えいした場合は，静的触媒式水素再結合器が再結合反応により温度上昇するが，重大事故時に使用する設備の機能に影響を与えるような温度範囲の位置に配置しないことで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
（53-3）
静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，他の設備と遮断器又はヒューズによる電気的な分離を行うことで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
また，静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，静的触媒式水素再結合器内への水素ガス流入流路を妨げない配置及び寸法とすることで，静的触媒式水素再結合器の水素処理性能に悪影響を及ぼさない設計とする。
（別添資料-3）(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設
置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
静的触媒式水素再結合器は，触媒反応によって受動的に運転される設備とし，現場における作業は発生しない。
静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，重大事故等時において中央制御室
にて監視できる設計であり現場における作業は発生しない。

添 3.10-11

3.10.2.1.3.2
設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 2 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
静的触媒式水素再結合器は，炉心の著しい損傷が発生し，原子炉格納容器から原子炉建屋内に水素ガスが漏えいした場合において，原子炉建屋の水素爆発を防止するために，原子炉建屋原子炉区域内の水素濃度及び酸素濃度を可燃限界未満に制御するために必要な水素処理容量を有する設計とする。また，静的触媒式水素再結合器は，原子炉建屋原子炉区域内の水素ガスの効率的な除去を考慮して，燃料取替床に分散させ，適切な位置に配置する。
静的触媒式水素再結合器は，炉心の著しい損傷が発生した場合に原子炉格
納容器内に存在するガス状よう素による性能低下を考慮し，必要な水素処理
容量に裕度をもたせた容量を有する個数を配備する。個数の設定に当たって用いる水素ガス発生量は，有効燃料部の被覆管全て（AFC100%）に相当する水素ガス発生量とし，1600kgとする。これらの水素ガスが原子炉格納容器から
原子炉建屋に漏えいする原子炉格納容器漏えい率は，原子炉格納容器圧力
620kPa[gage]（設計圧力の2倍）における原子炉格納容器漏えい率である約
1.0%/日に余裕を考慮し10%/日とする。これらを踏まえて，静的触媒式水素再結合器の個数は，反応阻害物質ファクター0.5を考慮し，上記で示す水素ガス
漏えい量において燃料取替床を可燃限界未満に処理することができる個数「54個以上」とし，6号及び7号炉は，この個数に余裕を見込み56個／プラントとする。
静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，静的触媒式水素再結合器作動時に想定される温度範囲を測定できる設計とし，位置的分散を考慮して，燃料取替床の両壁面に分散配置したそれぞれ1個の静的触媒式水素再結合器に設置する設計とする。
（53-3,53-6）(2) 共用の禁止（設置許可基準規則第 43 条第 2 項二）(ⅰ) 要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施

添 3.10-12

設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

静的触媒式水素再結合器及び静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。
(3) 設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 2 項三）(ⅰ) 要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

静的触媒式水素再結合器は重大事故緩和設備であり，同一目的の重大事故等
対処設備はない。
静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，同一目的の水素爆発による原子炉建屋の損傷を防止するための監視設備である原子炉建屋水素濃度と異なる計測方式とすることで多様性を有する設計とし，共通要因によって同時に機能を損なわないよう，検出器の設置場所について位置的分散を図る設計とする。また，静的触媒式水素再結合器動作監視装置の電源については，非常用交流電源
設備（非常用ディーゼル発電機）に対して多様性を有する代替電源設備から給電できる設計とする。
（53-2,53-3）

添 3.10-13

3.10.2.2

原子炉建屋水素濃度

3.10.2.2.1
主要設備
原子炉建屋水素濃度は重大事故等が発生し，ジルコニウム－水反応等で短期的に発生する水素ガス及び水の放射線分解等で長期的に緩やかに発生し続ける水素ガ
スが原子炉格納容器から原子炉建屋へ漏えいした場合に，原子炉建屋において，水素濃度が変動する可能性のある範囲で測定を行い，中央制御室において連続監視できる設計とする。また，原子炉建屋水素濃度は代替電源設備から給電が可能な設計とする。
原子炉建屋水素濃度に関する系統概要図を図 3.10-3 に，重大事故等対処設備一
覧を表 3.10-6 に示す。
凡例
信号系

H2E

水素検出器

原子炉建屋水素濃度

H2E

中央制御室へ

原子炉建屋

H2E
H2E

ドライウェル

中央制御室へ
H2E(上部ドライウェル
所員用エアロック)

原
子
炉
圧
力
容
器

中央制御室

H2E

指示計

(上部ドライウェル
機器搬入用ハッチ)

H2Eより
H2Eより
H2Eより

H2E
中央制御室へ
H2E

サプレッション・
チェンバ(サプレッション・
チェンバ出入口)

H2E(下部ドライウェル
所員用エアロック)(下部ドライウェル
機器搬入用ハッチ)

図 3.10-3

電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」
で示す。

原子炉建屋水素濃度の系統概要図

添 3.10-14

表 3.10-6

原子炉建屋水素濃度に関する重大事故等対処設備一覧

設備区分

設備名

主要設備

原子炉建屋水素濃度【常設】

附属設備

－

水源

－

流路

－

注水先

－

電源設備※1

常設代替直流電源設備
AM 用直流 125V 蓄電池【常設】AM 用直流 125V 充電器【常設】可搬型直流電源設備
電源車【可搬】
AM 用直流 125V 充電器【常設】軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
上記常設代替直流電源設備への給電のための設備として以下の設備を使用する。
常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備

計装設備

－

※1：単線結線図を補足説明資料 53-2 に示す。
電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

添 3.10-15

3.10.2.2.2
主要設備の仕様
主要設備の仕様を表 3.10-7 に示す。
表 3.10-7
名称

検出器の種類

主要設備の仕様

計測範囲

個数

取付箇所
原子炉建屋地上4階:3個

原子炉建屋水素濃度

熱伝導式
水素検出器

0～20vol%

8

原子炉建屋地上2階:2個
原子炉建屋地下1階:1個
原子炉建屋地下2階:2個

なお，電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

添 3.10-16

3.10.2.2.3

設置許可基準規則第 43 条への適合方針

3.10.2.2.3.1
設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
原子炉建屋水素濃度は，原子炉建屋原子炉区域内に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，原子炉格納容器内の環境条件及び荷重条件を，その機能を有効に発揮することができるよう，以下の表 3.10-8 に示す設計とする。
（53-3）
表 3.10-8

想定する環境条件及び荷重条件

環境条件等

対応

温度・圧力・湿度・放射線

原子炉建屋原子炉区域内で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。

屋外の天候による影響

屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。

海水を通水する系統への影響

海水を通水することはない。

地震

適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2
針」に示す）。

耐震設計の基本方

風（台風）・積雪

原子炉建屋原子炉区域内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。

電磁的障害

重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

添 3.10-17

(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
原子炉建屋水素濃度は，想定される重大事故等時において中央制御室にて監視可能な設計であり現場又は中央制御室による操作は発生しない。
(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
原子炉建屋水素濃度は，表3.10-9に示すように，発電用原子炉の停止中に模擬入力による機能・性能の確認（特性の確認）及び校正が可能な設計とする。
（53-5）
表 3.10-9

原子炉建屋水素濃度の試験及び検査性

発電用原子炉の状態
停止中

項目

内容

機能・性能試験基準ガス校正計器校正(4) 切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

添 3.10-18

原子炉建屋水素濃度は，重大事故等時において他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。
（53-4）(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

原子炉建屋水素濃度は，他の設備と遮断器又はヒューズによる電気的な分離を行うことで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設
置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
原子炉建屋水素濃度は，重大事故等時において中央制御室にて監視できる設計であり現場における操作は発生しない。

3.10.2.2.3.2
設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 2 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
原子炉建屋水素濃度は，炉心損傷時に原子炉格納容器内に発生する水素ガ
スが原子炉建屋に漏えいした場合に，静的触媒式水素再結合器による水素濃

添 3.10-19

度低減（可燃限界である4vol%未満）をトレンドとして連続的に監視できることが主な役割であることから，0～20vol%を測定できる設計とする。なお，原子炉建屋水素濃度は，水素ガスが最終的に滞留する燃料取替床の天井付近及
び非常用ガス処理系吸込配管付近に分散させた適切な位置に配置し，原子炉格納容器内で発生した水素ガスが漏えいするポテンシャルのある燃料取替床以外のエリアにも設置し，水素ガスの早期検知及び滞留状況を把握する事が可能な設計とする。
（53-3,53-6）(2) 共用の禁止（設置許可基準規則第 43 条第 2 項二）(ⅰ) 要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

原子炉建屋水素濃度は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。
(3) 設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 2 項三）(ⅰ) 要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

原子炉建屋水素濃度は，原子炉建屋内に設置されており，環境条件，自然現
象，外部人為事象，溢水，火災に対して，可能な限り頑健性をもたせた設計とする。
原子炉建屋水素濃度は，同一目的の水素爆発による原子炉建屋の損傷を防止するための監視設備である静的触媒式水素再結合器動作監視装置と異なる計測方式とすることで多様性を有する設計とし，共通要因によって同時に機能を損なわないよう，検出器の設置場所について位置的分散を図る設計とする。ま添 3.10-20

た，原子炉建屋水素濃度の電源については，非常用交流電源設備（非常用ディーゼル発電機）に対して多様性を有する代替電源設備から給電できる設計とする。
（53-2,53-3）

添 3.10-21

3.10.3 その他設備
3.10.3.1 格納容器頂部注水系
3.10.3.1.1 設備概要
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器頂部を冷却することで原子炉格納容器外への水素ガス漏えいを抑制し，原子炉建屋の水素爆発を防止するため，格納容器頂部注水系を設ける。なお，本設備は事業者の自主的な取り組みで設置するものである。
格納容器頂部注水系は，原子炉ウェルに水を注水し，原子炉格納容器トップヘ
ッドフランジシール材を原子炉格納容器外部から冷却することを目的とした系統である。格納容器頂部注水系は，可搬型代替注水ポンプ，接続口等で構成しており，重大事故等時において，代替淡水源（淡水貯水池及び防火水槽）の水又は海水を原子炉ウェルに注水し原子炉格納容器頂部を冷却することで，原子炉格納容器
トップヘッドフランジからの水素ガス漏えいを抑制する設計とする。
したがって，事故時に速やかに原子炉格納容器トップヘッドフランジシール材を冠水させるように原子炉ウェルに水を張ることが必要であり，その際の必要注
水量は冠水分と余裕分も見込み約 70m3 以上とする。これを注水開始から約 2 時間で達成できることを設計方針としており，格納容器頂部注水系の系統流量は
50m3/h 以上とする。これを達成するために，格納容器頂部注水系のポンプは可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を採用する。また，可搬型代替注水ポンプを接続する
接続口は，位置的に分散して複数箇所に設置する。
3.10.3.1.2 他設備への悪影響について
格納容器頂部注水系を使用することで，原子炉ウェルに水が注水される。この際，悪影響として懸念されるのは，以下のとおりである。
・原子炉格納容器温度が 200℃のような過温状態で常温の水を原子炉ウェルに注水することから，原子炉格納容器頂部を急冷することによる鋼材部の熱収縮による応力発生に伴う原子炉格納容器閉じ込め機能への影響
・原子炉格納容器頂部を冷却することにより，原子炉格納容器トップヘッドフラン
ジからの水素ガス漏えいを防ぐことから，静的触媒式水素再結合器が設置されている燃料取替床に，原子炉格納容器内の水素ガスが直接漏えいしない傾向になる
ことによる，原子炉建屋水素爆発防止機能への影響
・原子炉格納容器頂部を冷却することにより，原子炉ウェルに溜まった水が蒸発することから，原子炉建屋に水蒸気が発生することによる，原子炉建屋水素爆発防止機能への影響・原子炉ウェルに注水し原子炉格納容器頂部を冷却するため，原子炉格納容器を除熱することによる原子炉格納容器負圧破損への影響

添 3.10-22

このうち，原子炉格納容器頂部急冷による原子炉格納容器閉じ込め機能への影響については，原子炉格納容器頂部締付ボルト冷却時の発生応力を評価した結果，ボルトが急冷された場合でも応力値は降伏応力を下回っていることからボルトが破損することはない。
また，原子炉格納容器トップヘッドフランジからの水素ガス漏えいを防ぐこと
による，原子炉建屋水素爆発防止機能への影響については，水素ガスの漏えい箇
所を原子炉建屋下層階（地上 2 階，地下 1 階，地下 2 階）のみとして原子炉建屋
内の水素ガス挙動を評価し，可燃限界に至ることはないことが確認できているため，原子炉建屋水素爆発防止機能に悪影響を与えない。
原子炉ウェルに溜まった水が蒸発することによる原子炉建屋水素爆発防止機能への影響については，燃料取替床に水蒸気が追加で流入した場合の原子炉建屋内の水素ガス挙動を評価し，可燃限界に至ることはないことが確認できているため，原子炉建屋水素爆発防止機能に悪影響を与えない。
原子炉格納容器の負圧破損に対する影響については，原子炉ウェルに注水し原子炉格納容器頂部を冷却することによる原子炉格納容器除熱効果は小さいため，
原子炉格納容器を負圧にするような悪影響はない。
（別添資料 3 81～82，138～141）

添 3.10-23

3.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備【54 条】【設置許可基準規則】（使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備）
第五十四条 発電用原子炉施設には，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能又は注水機能が喪失し，又は使用済燃料貯蔵槽からの水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位が低下した場合において貯蔵槽内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するために必要な設備を設けなければならない。
２ 発電用原子力施設には，使用済燃料貯蔵槽からの大量の水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位が異常に低下した場合において貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し，及び臨界を防止するために必要な設備を設けなければならない。
（解釈）
１ 第１項に規定する「使用済燃料貯蔵槽の冷却機能又は注水機能が喪失し，又は使用済燃料貯蔵槽からの水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位が低下した場合」とは，本規程第３７条３－１(a)及び(b)で定義する想定事故１及び想定事故２において想定する使用済燃料貯蔵槽の水位の低下をいう。
２ 第１項に規定する「貯蔵槽内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
ａ）代替注水設備として，可搬型代替注水設備（注水ライン及びポンプ車等）を配備すること。
ｂ）代替注水設備は，設計基準対象施設の冷却設備及び注水設備が機能喪失し，又は小規模な漏えいがあった場合でも，使用済燃料貯蔵槽の水位を維持できるものであること。
３ 第２項に規定する「貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し，及び臨界を防止するために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
ａ）スプレイ設備として，可搬型スプレイ設備（スプレイヘッダ，スプレイライ
ン及びポンプ車等）を配備すること。
ｂ）スプレイ設備は，代替注水設備によって使用済燃料貯蔵槽の水位が維持できない場合でも，燃料損傷を緩和できるものであること。
ｃ）燃料損傷時に，できる限り環境への放射性物質の放出を低減するための設備を整備すること。
４ 第１項及び第２項の設備として，使用済燃料貯蔵槽の監視は，以下によること。
ａ）使用済燃料貯蔵槽の水位，水温及び上部の空間線量率について，燃料貯蔵設
備に係る重大事故等により変動する可能性のある範囲にわたり測定可能であること。
ｂ）これらの計測設備は，交流又は直流電源が必要な場合には，代替電源設備からの給電を可能とすること。
ｃ）使用済燃料貯蔵槽の状態をカメラにより監視できること。

添 3.11-1

3.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
3.11.1 設置許可基準規則第 54 条への適合方針
想定事故1及び想定事故2において想定する使用済燃料プールの水位の低下があった場合において，使用済燃料プール内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するため，以下の設備を設ける（以下「第54条第1項対応」という）。
使用済燃料プールからの大量の水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料プールの水位が異常に低下した場合において，使用済燃料プール内燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し，及び臨界を防止するため，以下の設備を設ける（以下「第54条第2項対応」という）。ただし，臨界の防止については，以下の設備により設計基準対象施設である使用済燃料貯蔵ラックの形状を保持することで未臨界性を維持する。
（54-13）(1) 燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）の設置（設置許可基準規則
解釈の第 1 項～第 3 項）
燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）は，第 54 条第 1 項対応の場合，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）又は可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）により代替淡水源（淡水貯水池及び防火水槽）の水をホース及び可搬型スプレイ
ヘッダを経由して使用済燃料プールへ注水することで使用済燃料プールの水位を維持可能な設計とする。
燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）は，第 54 条第 2 項対応の場合，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）により代替淡水源（淡水貯水池及び防火水槽）から水を，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）又は可搬型代替注水ポン
プ（A-2 級）によりホース及び可搬型スプレイヘッダを経由して使用済燃料に直接スプレイすることで，燃料損傷を緩和するとともに，スプレイ水の放射性物質叩き落としの効果により，環境への放射性物質放出を可能な限り低減可能な設計とする。
(2)

燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）の設置（設置許可基準規則解
釈の第 1 項～第 3 項）
燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）は，第 54 条第 1 項対応の場
合，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）又は可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）により代替淡水源（淡水貯水池及び防火水槽）の水をホース及び常設スプレイヘッ
ダを経由して使用済燃料プールへ注水することで使用済燃料プールの水位を維持可能な設計とする。
燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）は，第 54 条第 2 項対応の場
合，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）により代替淡水源（淡水貯水池及び防火水槽）の水を，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）により燃料プール代替注水系
配管及び常設スプレイヘッダを経由して使用済燃料に直接スプレイすること
で，使用済燃料プール近傍へアクセスすることなく屋外からの現場操作により，燃料損傷を緩和するとともに，スプレイ水の放射性物質叩き落としの効果により，環境への放射性物質放出を可能な限り低減可能な設計とする。
添 3.11-2

（3）大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）及び関連設備（大気への拡散抑制）（設置許可基準規則解釈の第 3 項 c)）
炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール内燃料体等の著しい損傷に至った場合において大気への放射性物質の拡散を抑制可能な設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）（6 号及び 7 号炉共用）・放水砲（6 号及び 7 号炉共用）
なお，本設備の詳細については「3.12 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備（設置許可基準規則第 55 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
(4)

使用済燃料プールの監視設備の設置（設置許可基準規則解釈の第 4 項）
使用済燃料プールの水位，水温及びプール上部の空間線量率について，使用済燃料プールに係る重大事故等により変動する可能性のある範囲にわたり監視するため，使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域），使用済燃料貯蔵プ
ール水位・温度（SA）及び使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）を設置する。
また，使用済燃料プールの状態を監視するため，使用済燃料貯蔵プール監視
カメラを設置する。
上記の計測設備は，代替電源設備からの給電が可能であり，中央制御室で監視可能な設計とする。

なお,使用済燃料プールディフューザ配管からサイフォン現象によるプール水の漏えいが発生した場合に備え，使用済燃料プールディフューザ配管上部にサイフォンブレーク孔を設け，サイフォンブレーク孔まで水位が低下した時点で，受動的にサイフォン現象の継続を停止させる設計とする。
万が一，サイフォンブレーク孔の機能が喪失した場合においても，現場での手動弁操作により破断箇所を隔離することで，プール水の流出を停止させることが可能な設計とする。
（54-12）

また，非常用交流電源設備及び原子炉補機冷却系が機能喪失した場合でも，常設代替交流電源又は可搬型代替交流電源設備及び代替原子炉補機冷却系により燃料プール冷却浄化系を復旧し，燃料プール冷却浄化系ポンプ及び熱交換器により，使用済燃料プール内燃料体等から発生する崩壊熱を除熱できる設計とする。

添 3.11-3

なお，第 54 条第 1 項対応において，使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するための自主対策設備として以下を整備する。
(5)

消火系による使用済燃料プール注水の整備
消火系による使用済燃料プールへの注水は，ディーゼル駆動消火ポンプを用
い，全交流動力電源が喪失した場合でも，代替交流電源設備からの給電により，
中央制御室から遠隔で弁操作し，ろ過水タンクを水源として，消火系配管，復水補給水系配管，残留熱除去系配管及び燃料プール冷却浄化系配管を経由して使用済燃料プールへ注水する。

なお，第 54 条第 2 項対応において，使用済燃料プール内の燃料体等の損傷を緩和し，臨界を防止するための自主対策設備として以下を整備する。
(6)

ステンレス鋼板等による漏えい緩和の整備
使用済燃料プールの水位が著しく低下した場合に，ステンレス鋼板を用いて使用済燃料プール水の漏えいを緩和するとともに使用済燃料プールの水位低下を緩和する。ステンレス鋼鈑は，寸法 400 ㎜×400 ㎜，厚さ 5 ㎜，重量約 10kgの仕様のものを使用済燃料プールの設置される原子炉建屋地上 4 階※に保管する。（※保管場所は運用を考慮し今後変更となる場合がある。）
ただし，この手段では漏えいを緩和できない場合があること，重いステンレ
ス鋼板を使用するため作業効率が悪いことから，今後得られた知見を参考に，
より効果的な漏えい緩和策を取り入れていく。

また，代替淡水源（淡水貯水池及び防火水槽）の淡水が枯渇した場合の海水の利用手段として，以下を整備する。
（7）

燃料プール代替注水系の海水の利用
燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）及び燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）の水源である代替淡水源（淡水貯水池及び防火水槽）の淡水が枯渇した場合において，防潮堤の内側に設置している取水路より，大容量送水車（海水取水用）を用いて可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）又は可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）に海水を直接送水を行う設計とする。なお，
海の利用については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

添 3.11-4

3.11.2 重大事故等対処設備
3.11.2.1

燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）

3.11.2.1.1
設備概要
燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）は，設計基準対象施設である残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び注水機能）及び燃料プール冷却浄化系（使用済燃料プール水の冷却機能）の有する使用済燃料プールの冷却及び注水機能が喪失した場合，また，通常時における使用済燃料プールへの補給水の供給設備である復水補給水系が有する補給機能が喪失した場合に，この機能を代替し，使用済
燃料プール内燃料体等の著しい損傷，臨界の防止及び放射線の遮蔽を目的として使用する。
また，大量の水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料プールの水位が異常に低下した場合において，使用済燃料プール内燃料体等の著しい損傷を緩和，及び臨界の防止を目的として使用する。
本系統は，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），
計測制御装置，水源である代替淡水源（淡水貯水池及び防火水槽），流路であるホース，可搬型スプレイヘッダ，注入先である使用済燃料プール，及び燃料補給設備である軽油タンク，タンクローリ（4kL）等から構成される。
本系統に関する重大事故等対処設備を表 3.11-1 に，本系統全体の概要図を図3.11-1 及び図 3.11-2 に示す。
燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）は，第 54 条第 1 項対応の場合，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）又は可搬型
代替注水ポンプ（A-2 級）により水源である代替淡水源（淡水貯水池及び防火水槽）の水をホース及び可搬型スプレイヘッダを経由して使用済燃料プールへ注水することで使用済燃料プールの水位を維持可能な設計とする。
燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）は，第 54 条第 2 項対応の場合，水源である代替淡水源（淡水貯水池及び防火水槽）の水を可搬型代替注水ポンプ（A1 級）及び可搬型注水ポンプ（A-2 級）又は可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）によりホース及び可搬型スプレイヘッダを経由して使用済燃料に直接スプレイすること
で，燃料損傷を緩和するとともに，スプレイ水の放射性物質叩き落としの効果により，環境への放射性物質放出を可能な限り低減可能な設計とする。
本系統の操作に当たっては，ホース及び可搬型スプレイヘッダの敷設により系統構成を行った後，屋外で可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポン
プ（A-2 級）付属の操作スイッチにより可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を起動し運転を行う。
可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，ディー
ゼルエンジンにより駆動できる設計とし，燃料は燃料補給設備である軽油タンク及びタンクローリ（4kL）により補給できる設計とする。

添 3.11-5

図 3.11-1 燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）
使用済燃料プールへ注水する場合の系統概要図

添 3.11-6

MO

MO

MO

MO MO

スキマ
サージ
タンク

・電源設備については「3.14電源設備（設置許可基準規則第57条に対する設計方針を示す章」で示す。
・計装設備については「3.15計装設備（設置許可基準規則第58条に対する設計方針を示す章」で示す。

燃料プール冷却浄化系
ポンプ(B)

燃料プール冷却浄化系
ポンプ(A)

残留熱除去系へ

復水貯蔵槽から

復水貯蔵槽から残留熱除去系からMO

使用済燃料プール

常設スプレイヘッダ

重大事故等対処設備

ろ過脱塩器
(B)

ろ過脱塩器
(A)

スキマせき

原子炉補機冷却系(B)

燃料プール冷却浄化系
熱交換器(B)

原子炉補機冷却系(A)

燃料プール冷却浄化系
熱交換器(A)

ディフューザサイフォンブレーク孔

可搬型スプレイヘッダ

屋外

可搬型代替
注水ポンプ
（A-1級又はA-2級）

可搬型代替
注水ポンプ
（A-1級又はA-2級）

可搬型代替
注水ポンプ
（A-1級又はA-2級）

屋外接続口

可搬型代替
注水ポンプ
（A-1級及びA-2級）

（南）

屋外

扉

屋外

（東）

（北）

海

大容量送水車（海水取水用）

防火水槽
又は
淡水貯水池

防火水槽
又は
淡水貯水池

防火水槽
又は
淡水貯水池

防火水槽
又は
淡水貯水池

図 3.11-2 燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）
使用済燃料プールへスプレイする場合の系統概要図

添 3.11-7

MO

MO

MO

MO MO

スキマ
サージ
タンク

・電源設備については「3.14電源設備（設置許可基準規則第57条に対する設計方針を示す章」で示す。
・計装設備については「3.15計装設備（設置許可基準規則第58条に対する設計方針を示す章」で示す。

燃料プール冷却浄化系
ポンプ(B)

燃料プール冷却浄化系
ポンプ(A)

残留熱除去系へ

復水貯蔵槽から

復水貯蔵槽から残留熱除去系からMO

使用済燃料プール

常設スプレイヘッダ

重大事故等対処設備

ろ過脱塩器
(B)

ろ過脱塩器
(A)

スキマせき

原子炉補機冷却系(B)

燃料プール冷却浄化系
熱交換器(B)

原子炉補機冷却系(A)

燃料プール冷却浄化系
熱交換器(A)

ディフューザサイフォンブレーク孔

可搬型スプレイヘッダ

屋外

可搬型代替
注水ポンプ
（A-1級又はA-2級）

可搬型代替
注水ポンプ
（A-1級又はA-2級）

可搬型代替
注水ポンプ
（A-1級又はA-2級）

屋外接続口

可搬型代替
注水ポンプ
（A-1級及びA-2級）

（南）

屋外

扉

屋外

（東）

（北）

海

大容量送水車（海水取水用）

防火水槽
又は
淡水貯水池

防火水槽
又は
淡水貯水池

防火水槽
又は
淡水貯水池

防火水槽
又は
淡水貯水池

表 3.11-1 燃料プール代替注水系(可搬型スプレイヘッダ)に関する重大事故等対処設備一覧
設備区分
主要設備

附属設備
水源※1
流路
注水先
電源設備
(燃料補給
設備を含
む)
計装設備※2設備名
可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）【可搬】
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）【可搬】
可搬型スプレイヘッダ【可搬】－
防火水槽【常設】
淡水貯水池【常設】ホース・接続口【可搬】
燃料プール代替注水系 配管・弁【常設】使用済燃料プール（サイフォン防止機能を含む）【常設】
燃料補給設備軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）【常設】
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）【常設】
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）【常設】
使用済燃料貯蔵プール監視カメラ【常設】（使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置【常設】を含む）※1：水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※2：主要設備を用いた使用済燃料プール内燃料体等の著しい損傷を緩和，臨界防止及び放射線の遮蔽対策を成功させるために把握することが必要な原子炉施設の状態
計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

添 3.11-8

3.11.2.1.2
主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
（1）可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）（6 号及び 7 号炉共用）
種類
：うず巻形
容量
：168ｍ3/ｈ/台
吐出圧力：0.85MPa[gage]
最高使用圧力：2.0MPa[gage]
最高使用温度：60℃
個数：1（予備 1）
設置場所
：屋外
保管場所
：荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所
原動機出力 ：146kW（2）可搬型代替注水ポンプ（A-2級）（6号及び7号炉共用）
種類
：うず巻形
容量
：120ｍ3/ｈ/台
吐出圧力：0.85MPa[gage]
最高使用圧力：2.0MPa[gage]
最高使用温度：60℃
個数：16（予備 1）
設置場所
：屋外
保管場所
：荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所並びに5号炉東側
第二保管場所
原動機出力 ：100kW（3）可搬型スプレイヘッダ
最高使用温度：40℃
数量：1（予備 1）
設置場所
：原子炉建屋 地上4階
保管場所
：原子炉建屋 地上3階
なお，水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

添 3.11-9

3.11.2.1.3 設置許可基準規則第 43 条への適合方針
3.11.2.1.3.1

設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）の可搬型代替注水ポンプ（A1 級）は，屋外の荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所に保管し，重大事故等時に原子炉建屋の接続口付近の屋外に設置する設備であることから，想定される重大事故等時における，屋外の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，以下の表 3.11-2 に示す設計とする。
燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）の可搬型代替注水ポンプ（A2 級）は，屋外の荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所並びに 5 号炉東側第二保管場所に保管し，重大事故等時に原子炉建屋の接続口付近の屋外に設置する設備であることから，想定される重大事故等時における屋外の環境条件
及び荷重条件を考慮し，その機能が有効に発揮することができるよう，以下の表 3.11-2 に示す設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の操
作は，付属の操作スイッチにより，想定される重大事故等時において設置場所から可能な設計とする。風（台風）による荷重については，転倒しないことの確認を行っているが，詳細評価により転倒する結果となった場合は，転倒防止措置を講じる。積雪の影響については，適切に除雪する運用とする。
また，降水及び凍結により機能を損なうことのないよう，防水対策が取られた可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を使用
し，凍結のおそれがある場合は暖気運転を行い凍結対策とする。
燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）の可搬型スプレイヘッダは
原子炉建屋原子炉区域内に設置する設備であることから，想定される重大事故等時における原子炉建屋原子炉区域内の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能が有効に発揮することができるよう，以下の表 3.11-3 に示す設計とする。
（54-3,54-4）

添 3.11-10

表 3.11-2 想定する環境条件及び荷重条件（可搬型代替注水ポンプ(A-1 級)及び可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)）
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・放 屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に射線耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による影響 降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対策及び凍結対策を行える設計とする。
海水を通水する系統へ 淡水だけでなく海水も使用する（常時海水を通水しなの影響い）。使用済燃料プールへの注水は，可能な限り淡水源を優先し，海水通水時間を短時間とすることで，設備への影響を考慮する。
地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認し，治具や輪留め等を用いた転倒防止対策を行う。
風（台風）・積雪
屋外で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないことを評価により確認する。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

表 3.11-3 想定する環境条件及び荷重条件（可搬型スプレイヘッダ）
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・放 原子炉建屋原子炉区域内で想定される温度，圧力，湿度
射線
及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による影響 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
海水を通水する系統へ 淡水だけでなく海水も使用する（常時海水を通水しなの影響い）。使用済燃料プールへの注水は，可能な限り淡水源を優先し，海水通水は短期間とすることで，設備への影響を考慮する。
地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方
針」に示す）。
風（台風）・積雪
原子炉建屋原子炉区域内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

添 3.11-11

(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）を運転する場合は，可搬型
代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の移動,ホース及び可搬型スプレイヘッダの敷設により系統構成を行った後，屋外で可搬型代
替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の操作スイッチ
により可搬型代替注水ポンプを起動し,使用済燃料プールへの注水を行う。
以上のことから，燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）の操作に必要な機器を表 3.11-4 に示す。
燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）の可搬型代替注水ポンプ（A1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）については，可搬型代替注水ポン
プ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）付属の操作スイッチからのスイッチ操作で起動する設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）付属の操作スイッチを操作するにあたり，運転員のアクセス性及び操作性を考慮して十分な操作空間を確保することで基準に適合させる。また，それぞれの操作対象については銘板をつけることで識別可能とし，運転員の操作及び監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，接続口まで屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。
建屋貫通接続口を通じてホースを敷設する場合の操作対象弁は屋外及び原
子炉建屋原子炉区域内に設置し，ハンドルによる手動操作が可能な設計とする。
ホース及び可搬型スプレイヘッダの接続作業に当たっては，特殊な工具，及び技量は必要とせず，簡便な結合金具による接続方式により，確実に接続することができる設計とする。
（54-3,54-4,54-7）
表 3.11-4 操作対象機器
機器名称
可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）
SFP 接続口建屋内元弁

状態の変化
起動・停止
起動・停止
弁閉→弁開

SFP 接続口建屋外元弁
ホース及び可搬型スプレイヘッダ

弁閉→弁開
ホース接続

添 3.11-12

操作場所
屋外設置位置屋外設置位置
原子炉建屋地
上１階
屋外
屋外及び原子
炉建屋内

操作方法
スイッチ操作
スイッチ操作
人力操作
人力操作
人力接続

(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）の可搬型代替注水ポンプ（A1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，表 3.11-5 に示すように発電用
原子炉の運転中又は停止中に機能・性能確認，弁動作試験，分解検査，外観検査が可能な設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に分解又は取替え，車両としての運転状態の確認が可能な設計とする。また，発電用原子炉の運転中又は停止中に，淡水貯水池を水源とし，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）又は可搬型代替注水ポンプ（A2 級），仮設流量計，ホースの系統構成で淡水貯水池へ送水する試験を行うテス
トラインを設けることで，燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）の機能・性能（吐出圧力，流量）及び漏えいの有無の確認が可能な系統設計とする。なお，接続口から可搬型スプレイヘッダまでのラインについては，上記の試験に加えて，発電用原子炉の運転中及び停止中に接続口の弁開閉試験を実施することで機能・性能が確認可能な設計とする。
燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）のホース及び可搬型スプレ
イヘッダは，発電用原子炉の運転中又は停止中に外観検査により機能・性能に影響を及ぼすおそれのある亀裂，腐食等がないことの確認が可能な設計とする。
燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）の可搬型スプレイヘッダは，発電用原子炉の運転中又は停止中に通気により，つまり等がないことの確認が可能な設計とする。
（54-5）

添 3.11-13

表 3.11-5 燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）の試験及び検査
発電用原子炉の項目
内容
状態
可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型
代替注水ポンプ（A-2 級）の運転性能（吐出機能・性能
圧力，流量）の確認，漏えいの確認
試験
可搬型スプレイヘッダへの通気による機能・性能の確認
弁動作試験 弁開閉動作の確認
可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型
運転中又は代替注水ポンプ（A-2 級）を分解し，部品の停止中
分解検査
表面状態を，試験及び目視により確認
又は必要に応じて取替え
外観検査

ホース及び可搬型スプレイヘッダ外観の確認

車両検査

可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型
代替注水ポンプ（A-2 級）の車両としての運
転状態の確認(4) 切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）は，想定される重大事故等時において，他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。
重大事故等への対処以外に通常時に使用する設備でないことから，図 3.113 で示すタイムチャートのとおり系統の切替えは発生しない。
（54-4）

添 3.11-14

＜使用済燃料プールへ注水する場合＞
経過時間（分）
10

手順の項目

30

20

40

50

60

系統構成完了

要員（数）

110

120

防火水槽を水源とした可搬型代替注水ポンプによる送水

120分 ※1

70

80

100

90

130

140

150

備考

65分

通信連絡設備準備，使用済燃料プール監視カメラ状態確認
燃料プ ール代替注水系によ る 可搬型ス
プ レイ ヘッダを 使用した使用済燃料プ ー

中央制御室運転員 Ａ

1

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

ルへの注水（淡水/海水）

移動，ホース展開，ノズル設置(原子炉建屋大物搬入口からの接続の場合 ※1)

※1

原子炉建屋内側より扉開放 ※1

SFP可搬式接続口を使用する場合は，「原子炉建屋内側より扉開放」作業が不要となるため，約50分で可能である。
経過時間（分）
10

手順の項目

30

20

40

50

60

70

要員（数）

80

90

100

110

120

130

140

150

備考

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所～荒浜高台保管場所移動 ※2
可搬型代替注水ポンプ（A-1級又はA-2級）1台の健全性確認

可搬型代替注水ポンプによる送水

可搬型代替注水ポンプ（A-1級又はA-2級）1台移動～配置(原子炉建屋大物搬入口からの接続 ※3)

緊急時対策要員

原子炉建屋外側より防潮扉開放 ※3

2

送水準備（淡水又は海水）
送水[防火水槽を水源とした場合]

※1
※2
※3

5号炉東側第二保管場所の可搬型代替注水ポンプ（A-2級）を使用した場合は，約100分で可能である。
大湊側高台保管場所の可搬型代替注水ポンプ（A-1級）を使用した場合は，約110分で可能である。
5号炉東側第二保管場所への移動は10分，大湊側高台保管場所への移動は20分と想定する。
SFP可搬式接続口を使用する場合は，「原子炉建屋外側より防潮扉開放」作業が不要となるため，約110分で可能である。

経過時間（分）

10
手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

90

100

110

120

200

210

220

230

240

250

260

270

280

290

300

310

320

330

340

350

備考

要員（数）
淡水貯水池を水源とした可搬型代替注水ポンプによる送水 340分 ※1

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所～荒浜側高台保管場所移動
可搬型代替注水ポンプの健全性確認
緊急時対策要員6名で対応する。

可搬型代替注水ポンプ2台移動～配置
送水準備
可搬型代替注水ポンプによる送水

屋外～5号炉東側第二保管場所移動
可搬型代替注水ポンプの健全性確認(原子炉建屋大物搬入口からの接続 ※3)
緊急時対策要員 6 ※1

可搬型代替注水ポンプ2台移動～配置

緊急時対策要員6名のうち4名で対応する。

原子炉建屋外側より防潮扉開放 ※2[淡水貯水池（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）を水源とした場合]

送水準備
送水
送水準備
緊急時対策要員6名のうち2名で対応する。

※1 緊急時対策要員6名で2ユニット分を対応した場合，6号炉への送水開始まで約340分，7号炉への送水開始まで約355分で可能である。
緊急時対策要員10名で2ユニット分を対応した場合，6号炉及び7号炉への送水開始まで約235分で可能である。
※2 SFP可搬式接続口を使用する場合は，「原子炉建屋外側より防潮扉開放」作業が不要となるため，約330分で可能である。

図 3.11-3

燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）のタイムチャート(1/2)＊

添 3.11-15

＜使用済燃料プールへスプレイする場合＞
経過時間（分）
10

手順の項目

30

20

40

50

60

70

系統構成完了

要員（数）

80

100

90

110

120

130

140

150

備考

65分

通信連絡設備準備，使用済燃料プール監視カメラ状態確認
燃料プ ール代替注水系によ る 可搬型ス
プ レイ ヘッダを 使用した使用済燃料プ ー

中央制御室運転員 Ａ

1

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

ルへのスプ レイ （淡水/海水）

移動，ホース展開，ノズル設置(原子炉建屋大物搬入口からの接続の場合 ※1)

※1

原子炉建屋内側より扉開放 ※1

SFP可搬式接続口を使用する場合は，「原子炉建屋内側より扉開放」作業が不要となるため，約50分で可能である。
経過時間（分）
10

手順の項目

30

20

40

50

60

70

90

80

100

110

120

130

防火水槽を水源とした可搬型代替注水ポンプによる送水

要員（数）

140

150

備考

135分 ※1

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所～荒浜高台保管場所移動 ※2
可搬型代替注水ポンプ（A-1級及びA-2級）各1台又は（A-2級）2台の健全性確認

可搬型代替注水ポンプによる送水

可搬型代替注水ポンプ（A-1級及びA-2級）各1台又は（A-2級）2台移動～配置
原子炉建屋外側より防潮扉開放 ※3(原子炉建屋大物搬入口からの接続 ※3)

緊急時対策要員

2

送水準備（淡水又は海水）
送水[防火水槽を水源とした場合]

※1
※2
※3

5号炉東側第二保管場所の可搬型代替注水ポンプ（A-2級）を使用した場合は，約115分で可能である。
5号炉東側第二保管場所の可搬型代替注水ポンプ（A-2級）及び大湊側高台保管場所の可搬型代替注水ポンプ（A-1級）を使用した場合は，約125分で可能である。
5号炉東側第二保管場所への移動は10分，大湊側高台保管場所への移動は20分と想定する。
SFP可搬式接続口を使用する場合は，「原子炉建屋外側より防潮扉開放」作業が不要となるため，約125分で可能である。

経過時間（分）

10
手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

90

100

110

120

200

210

220

230

240

250

260

270

280

290

300

310

320

330

340

350

備考

要員（数）
淡水貯水池を水源とした可搬型代替注水ポンプによる送水 340分 ※1

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所～荒浜側高台保管場所移動
可搬型代替注水ポンプの健全性確認
緊急時対策要員6名で対応する。

可搬型代替注水ポンプ2台移動～配置
送水準備
可搬型代替注水ポンプによる送水(原子炉建屋大物搬入口からの接続 ※3)

屋外～5号炉東側第二保管場所移動
可搬型代替注水ポンプの健全性確認
緊急時対策要員 6 ※1

可搬型代替注水ポンプ2台移動～配置

緊急時対策要員6名のうち4名で対応する。

原子炉建屋外側より防潮扉開放 ※2[淡水貯水池（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）を水源とした場合]

送水準備
送水
送水準備
緊急時対策要員6名のうち2名で対応する。

※1 緊急時対策要員6名で2ユニット分を対応した場合，6号炉への送水開始まで約340分，7号炉への送水開始まで約355分で可能である。
緊急時対策要員10名で2ユニット分を対応した場合，6号炉及び7号炉への送水開始まで約235分で可能である。
※2 SFP可搬式接続口を使用する場合は，「原子炉建屋外側より防潮扉開放」作業が不要となるため，約330分で可能である。

図 3.11-3

燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）のタイムチャート(2/2)＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技
術的能力に係る審査基準」への適合状況についての 1．11 で示すタイムチャート

添 3.11-16

(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）の可搬型代替注水ポンプ（A1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，通常時，接続先の系統と分離された状態で保管することで，他の設備に悪影響を及ぼさない運用とする。また，
輪留めによる固定等をすることで他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，飛散物となって他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）である可搬型スプレイヘッ
ダは，通常時，他設備と独立した状態で設置又は保管し，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
（54-3,54-4,54-5）(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設
置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）の系統構成において操作が必要な機器の設置場所，操作場所を表 3.11-6 に示す。
燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）の可搬型代替注水ポンプ（A1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の起動及び接続口との接続作業並
びに屋外の操作対象弁の開操作は，線源からの離隔により，放射線量が高くなるおそれの少ない場所である屋外で実施可能な設計とする。なお，原子炉建屋内に設置する操作対象弁の操作が困難な環境時に備え，燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）を設ける。
燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）の可搬型スプレイヘッダは現場へ据え付け後，現場での操作が不要な設計とする。
（54-3,54-7）

添 3.11-17

表 3.11-6

燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）操作対象機器設置場所
機器名称
設置場所
操作場所
可搬型代替注水ポンプ（A-1 級） 屋外設置位置
屋外設置位置可搬型代替注水ポンプ（A-2 級） 屋外設置位置
屋外設置位置SFP 接続口建屋内元弁
原子炉建屋地上 1 階
原子炉建屋地上 1 階
SFP 接続口建屋外元弁
屋外
屋外
ホース及び可搬型スプレイヘッダ 屋外及び原子炉建屋
屋外及び原子炉建屋内
内

添 3.11-18

3.11.2.1.4

設置許可基準規則第 43 条第 3 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 3 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量に加え，十分に余裕のある容量を有するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）の可搬型代替注水ポンプ（A-1級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2級）は，第54条第1項及び第2項対応の場合に，必要な注水量又はスプレイ量を有する設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-1級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2級）は，
使用済燃料貯蔵槽の冷却機能又は注水機能が喪失する事故シーケンスのうち，使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失することにより，使用済燃料プール内の水の温度が上昇し，蒸発により水位が低下する事故及びサ
イフォン現象等により使用済燃料プール内の水の小規模な喪失が発生し，使用済燃料プールの水位が低下する事故において，有効性が確認されている
45m3/hで注水可能な設計とする。使用済燃料プールに注水する場合の可搬型代
替注水ポンプ（A-1級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2級）の揚程は，使用済燃料プールに注水する場合の水源（淡水貯水池）と注水先（使用済燃料プール）の圧力差，静水頭，機器圧損，配管，ホース及び弁類圧損を考慮し，可搬型代替注水ポンプ（A-1級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2級）の組合
せ又は可搬型代替注水ポンプ（A-2級）で注水流量45m3/h達成可能な設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-1級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2級）は，想定される重大事故等時において，使用済燃料プール内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するために必要な注水流量を有するものとして，可搬型スプレイヘッダを使用する場合は，可搬型代替注水ポンプ（A-1級）を１セット１台及び可搬型代替注水ポンプ（A-2級）を１セット3台，又は可搬型代替注水ポンプ（A-2級）を1セット4台使用する。保有数は，6号及び7号炉共用で可搬型代替注水ポンプ（A-2級）の場合に4セット16台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として1台（6号及び7号炉共用）の合計17台，可搬型代替注水ポンプ（A-1級）の場合に6号及び7号炉共用で1セット1台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として1台（6号及び7号炉共用）の合計2台を分散して保管する。
可搬型代替注水ポンプ（A-1級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2級）は，
使用済燃料貯蔵槽からの大量の水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位が異常に低下した場合において，有効性が確認されている
46m3/hでスプレイ可能な設計とする。
使用済燃料プールにスプレイする場合の可搬型代替注水ポンプ（A-1級）及
び可搬型代替注水ポンプ（A-2級）の揚程は，使用済燃料プールにスプレイす添 3.11-19

る場合の水源（淡水貯水池）とスプレイ先（使用済燃料プール）の圧力差，静水頭，機器圧損，配管，ホース及び弁類圧損を考慮し，可搬型代替注水ポンプ（A-1級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2級）の組合せ又は可搬型代替
注水ポンプ（A-2級）でスプレイ量46m3/h達成可能な設計とする。
また,可搬型スプレイヘッダは1台で使用済燃料プール内燃料体にスプレイ可能な設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-1級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2級）は，想定される重大事故等時において，使用済燃料プール内燃料体等の損傷を緩和し，及び臨界を防止するために必要なスプレイ量を有するものとして，可搬型スプレイヘッダを使用する場合は，可搬型代替注水ポンプ（A-1級）を1セット1台及び可搬型代替注水ポンプ（A-2級）を1セット3台，又は可搬型代
替注水ポンプ（A-2級）を1セット4台使用する。保有数は6号及び7号炉共用で可搬型代替注水ポンプ（A-2級）の場合に1セット4台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として1台（6号及び7号炉共用）の合計5台，可搬型代替注水ポンプ（A-1級）の場合に6号及び7号炉共用で1セッ
ト1台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として1台（6号及び7号炉共用）の合計2台を分散して保管する。
（54-6）(2) 確実な接続（設置許可基準規則第 43 条第 3 項二）(ⅰ) 要求事項
常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。）と接続するものにあっては，当該常設設備と容易かつ確実に接続することができ，かつ，二以上の系統又は発電用原子炉施設が相互に使用することができるよう，接続部の規格の統一その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）の可搬型代替注水ポンプ（A1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）から来るホースと接続口，並びに可搬型スプレイヘッダの接続箇所は，簡便な接続方式である結合金具による接続にすることに加え,接続口の口径を 65A に統一し,75A/65A の接続治具を配備しておくことで確実に接続ができる設計とする。また，6 号及び７号炉が相互に使用することができるよう,可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替
注水ポンプ（A-2 級）からくるホースと接続口について,ホースと接続口を簡便な接続方式である結合金具による接続にすることに加え,接続口の口径を 65Aに統一し,75A/65A の接続治具を配備しておくことで確実に接続ができる設計とする。
（54-7）(3) 複数の接続口（設置許可基準規則第 43 条第 3 項三）(ⅰ) 要求事項
常設設備と接続するものにあっては，共通要因によって接続することができ
添 3.11-20

なくなることを防止するため，可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外か
ら水又は電力を供給するものに限る。）の接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設けるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）及び燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）の可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注
水ポンプ（A-2 級）の接続箇所は，重大事故等時の環境条件，自然現象，外部
人為事象，溢水及び火災の影響により接続できなくなることを防止するため，接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設ける設計とする。
6 号及び 7 号炉ともに，接続口から可搬型スプレイヘッダまで建屋内にホースを敷設してつながる「SFP 接続口」を原子炉建屋南側に 1 箇所設置し，接続口から常設スプレイヘッダまで鋼製配管でつながる「SFP 接続口」を原子炉建屋東側に 1 箇所，原子炉建屋北側に 1 箇所設置し，合計 3 箇所設置することで共通要因によって接続できなくなることを防止する設計とする。
（54-7）(4) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項四）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において可搬型重大事故等対処設備を設置場所に据え付け，及び常設設備と接続することができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）である可搬型代替注水ポン
プ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，想定される重大事故等が発生した場合における放射線を考慮しても作業への影響はないと想定しているが，仮に線量が高い場合は線源からの離隔距離をとること，線量を測定し線量が低い位置に配置することにより，これら設備の設置及び常設設備との接続が可能である。また，現場での接続作業に当たっては，簡便な結合金具による接続方式により，確実に速やかに接続が可能である。
燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）である可搬型スプレイヘッ
ダは，現場での据え付け後は，現場での操作が不要な設計とする。
また，可搬型スプレイヘッダの設置場所への据え付けが困難な環境時に備え，
常設スプレイヘッダを設ける。
（54-7）(5) 保管場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項五）(ⅰ) 要求事項
地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロ
添 3.11-21

リズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管すること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）の可搬型代替注水ポンプ（A1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響，設計基準事故
対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮し，燃料プール冷却浄化系ポンプ，残留熱除去系ポンプと位置的分散を図り，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）は，発電所敷地内の高台（大湊側高台保管場所及び荒浜側高台
保管場所）の複数箇所に分散して保管し，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は発電所敷地内の高台（大湊側高台保管場所及び荒浜側高台保管場所）並びに 5号炉東側第二保管場所の複数箇所に分散して保管する。
燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）である可搬型スプレイヘッ
ダは，常設スプレイヘッダと原子炉建屋原子炉区域内の異なる場所に保管する。
（54-8）(6) アクセスルートの確保（設置許可基準規則第 43 条第 3 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，工場等内の道路及び通路が確保できるよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）の可搬型代替注水ポンプ（A1 級）は，通常時は高台の荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所に分散して保管し，燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）の可搬型代替注
水ポンプ（A-2 級）は，通常時は高台の荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所並びに 5 号炉東側第二保管場所に分散して保管しており，想定される重大事故等が発生した場合においても，可搬型重大事故等対処設備の運搬及び移動に支障をきたすことのないよう，迂回路も考慮して複数のアクセスルートを確保する設計とする。
（『可搬型重大事故等対処設備保管場所及びアクセスルー
トについて』参照）
燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）の可搬型スプレイヘッダは，
通常時は原子炉建屋内に保管しており，その機能に期待できる環境時において，保管場所から接続場所までの運搬経路について，設備の運搬及び移動に支障をきたすことのないよう，迂回路も考慮して複数のアクセスルートを確保する設計とする。
（『可搬型重大事故等対処設備保管場所及びアクセスルートについて』参照）
添 3.11-22

また，可搬型スプレイヘッダの保管場所，接続場所へのアクセスが困難な環境時に備え，常設スプレイヘッダを設ける。
（54-9）(7) 設計基準事故対処設備及び常設重大事故等防止設備との多様性（設置許可基準
規則第 43 条第 3 項七）(ⅰ) 要求事項
重大事故防止設備のうち可搬型のものは，共通要因によって，設計基準事故
対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設
重大事故防止設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）の可搬型代替注水ポンプ（A1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，共通要因によって，設計基準事
故対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設重大事故防止設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，燃料プール冷却浄化系ポンプ，残留熱除去系ポンプと表 3.11-7 で示すとおり位置的分散を図るとともに，可能な限りの多様性を備えた設計とする。
（54-3,54-4,54-7,54-8）

添 3.11-23

添 3.11-24

駆動電源

水源

冷却水

ポンプ

潤滑油

駆動用空気

注水端

項目
残留熱除去系（燃料
プール冷却モード）

地上 2 階

地下 3 階

原子炉建屋

地上 1 階

非常用交流電源設備(非常用ディーゼル発電機)

地下 3 階

原子炉建屋

原子炉建屋

地上 4 階サプレッション・チェン
バ

原子炉補機冷却水系及び原子炉補機冷却海水系

原子炉建屋

残留熱除去系ポンプ

残留熱除去系（燃料プール注水モード）

使用済燃料プール

6 号炉は原子炉補機冷却水系及び原子炉補機冷却
海水系（7 号炉は不要）

原子炉建屋

燃料プール冷却浄化系ポンプ

不要（内包油）不要

使用済燃料プールディフューザ

燃料プール冷却浄化系

設計基準対象施設

表 3.11-7 多様性又は多重性，位置的分散

常設スプレイヘッ
ダ

不要

不要

屋外

代替淡水源（淡水貯水池及び防火水槽）不要

屋外

可搬型代替注水ポンプ(A-1 級)及び可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)

不要

不要

可搬型スプレイヘッダ

燃料プール代替注水系

重大事故等対処設備

3.11.2.2

燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）

3.11.2.2.1
設備概要
燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）は，設計基準対象施設である残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び注水機能）及び燃料プール冷却浄化系（使用済燃料プール水の冷却機能）の有する使用済燃料プールの冷却及び注水機能が喪失した場合，また，通常時における使用済燃料プールへの補給水の供給設備である
復水補給水系が有する補給機能が喪失した場合に，この機能を代替し，使用済燃料
プール内燃料体等の著しい損傷，臨界の防止及び放射線の遮蔽を目的として使用する。
また，大量の水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料プールの水位が異常に低下した場合において，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷を緩和，及び臨界の防止を目的として使用する。
本系統は，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），
計測制御装置，水源である代替淡水源（淡水貯水池及び防火水槽），流路である燃料
プール代替注水系配管，常設スプレイヘッダ，注入先である使用済燃料プール，及び燃料補給設備である軽油タンク，タンクローリ（4kL）等から構成される。
本系統に関する重大事故等対処設備を表 3.11-8 に，本系統全体の概要図を図3.11-4 及び図 3.11-5 に示す。
本系統は第 54 条第 1 項対応（使用済燃料プールへ注水する）の場合，可搬型代
替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型注水ポンプ（A-2 級）又は可搬型代替注水ポン
プ（A-2 級）により，水源である代替淡水源（淡水貯水池及び防火水槽）からホース，及び燃料プール代替注水系配管，常設スプレイヘッダを経由して使用済燃料プールへ注水可能な設計とする。
また，本系統は第 54 条第 2 項対応の場合，水源である代替淡水源（淡水貯水池
及び防火水槽）の水を，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型注水ポンプ（A2 級）により燃料プール代替注水系配管及び常設スプレイヘッダを経由して使用済
燃料プールへスプレイ可能な設計とする。
本系統の操作に当たっては，現場屋外での弁の操作，ホースの敷設により系統構成を行った後，屋外で可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）付属の操作スイッチにより可搬型代替注水ポンプを起動し運転を行う。
可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，ディー
ゼルエンジンにより駆動できる設計とし，燃料は燃料補給設備である軽油タンク及びタンクローリ（4kL）により補給できる設計とする。

添 3.11-25

図 3.11-4 燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）
使用済燃料プールへ注水する場合の系統概要図

添 3.11-26

MO

MO

MO

MO MO

スキマ
サージ
タンク

・電源設備については「3.14電源設備（設置許可基準規則第57条に対する設計方針を示す章」で示す。
・計装設備については「3.15計装設備（設置許可基準規則第58条に対する設計方針を示す章」で示す。

燃料プール冷却浄化系
ポンプ(B)

燃料プール冷却浄化系
ポンプ(A)

残留熱除去系へ

復水貯蔵槽から

復水貯蔵槽から残留熱除去系からMO

使用済燃料プール

常設スプレイヘッダ

重大事故等対処設備

ろ過脱塩器
(B)

ろ過脱塩器
(A)

スキマせき

原子炉補機冷却系(B)

燃料プール冷却浄化系
熱交換器(B)

原子炉補機冷却系(A)

燃料プール冷却浄化系
熱交換器(A)

ディフューザサイフォンブレーク孔

可搬型スプレイヘッダ

屋外

可搬型代替
注水ポンプ
（A-1級又はA-2級）

可搬型代替
注水ポンプ
（A-1級又はA-2級）

可搬型代替
注水ポンプ
（A-1級又はA-2級）

屋外接続口

可搬型代替
注水ポンプ
（A-1級及びA-2級）

（南）

屋外

扉

屋外

（東）

（北）

海

大容量送水車（海水取水用）

防火水槽
又は
淡水貯水池

防火水槽
又は
淡水貯水池

防火水槽
又は
淡水貯水池

防火水槽
又は
淡水貯水池

図 3.11-5 燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）
使用済燃料プールへスプレイする場合の系統概要図

添 3.11-27

MO

MO

MO

MO MO

スキマ
サージ
タンク

・電源設備については「3.14電源設備（設置許可基準規則第57条に対する設計方針を示す章」で示す。
・計装設備については「3.15計装設備（設置許可基準規則第58条に対する設計方針を示す章」で示す。

燃料プール冷却浄化系
ポンプ(B)

燃料プール冷却浄化系
ポンプ(A)

残留熱除去系へ

復水貯蔵槽から

復水貯蔵槽から残留熱除去系からMO

使用済燃料プール

常設スプレイヘッダ

重大事故等対処設備

ろ過脱塩器
(B)

ろ過脱塩器
(A)

スキマせき

原子炉補機冷却系(B)

燃料プール冷却浄化系
熱交換器(B)

原子炉補機冷却系(A)

燃料プール冷却浄化系
熱交換器(A)

ディフューザサイフォンブレーク孔

可搬型スプレイヘッダ

屋外

可搬型代替
注水ポンプ
（A-1級又はA-2級）

可搬型代替
注水ポンプ
（A-1級又はA-2級）

可搬型代替
注水ポンプ
（A-1級又はA-2級）

屋外接続口

可搬型代替
注水ポンプ
（A-1級及びA-2級）

（南）

屋外

扉

屋外

（東）

（北）

海

大容量送水車（海水取水用）

防火水槽
又は
淡水貯水池

防火水槽
又は
淡水貯水池

防火水槽
又は
淡水貯水池

防火水槽
又は
淡水貯水池

表 3.11-8 燃料プール代替注水系(常設スプレイヘッダ)に関する重大事故等対処設備一覧
設備区分
設備名
主要設備
可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）【可搬】
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）【可搬】
常設スプレイヘッダ【常設】
附属設備
－
※1
水源
防火水槽【常設】
淡水貯水池【常設】流路
ホース・接続口【可搬】
燃料プール代替注水系 配管・弁【常設】注水先
使用済燃料プール（サイフォン防止機能を含む）【常設】
電源設備
燃料補給設備(燃料補給
軽油タンク【常設】設備を含タンクローリ（4kL）【可搬】
む)
計装設備※2 使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）【常設】
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）【常設】
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）【常設】
使用済燃料貯蔵プール監視カメラ【常設】（使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置【常設】を含む）※1：水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※2：主要設備を用いた使用済燃料プール内燃料体等の著しい損傷を緩和，臨界防止及び放射線の遮蔽対策を成功させるために把握することが必要な原子炉施設の状態
計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

添 3.11-28

3.11.2.2.2
主要設備の仕様
主要設備の仕様を以下に示す。
（1）可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）（6 号及び 7 号炉共用）
種類
：うず巻形
容量
：168ｍ3/ｈ/台
吐出圧力：0.85MPa[gage]
最高使用圧力：2.0MPa[gage]
最高使用温度：60℃
個数：1（予備1）
設置場所
：屋外
保管場所
：荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所
原動機出力 ：146kW（2）可搬型代替注水ポンプ（A-2級）（6号及び7号炉共用）
種類
：うず巻形
容量
：120ｍ3/ｈ/台
吐出圧力：0.85MPa[gage]
最高使用圧力：2.0MPa[gage]
最高使用温度：60℃
個数：16（予備 1）
設置場所
：屋外
保管場所
：荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所並びに5号炉東側
第二保管場所
原動機出力 ：100kW（3）常設スプレイヘッダ
最高使用温度：66℃
数量
：1
取付箇所
：原子炉建屋 地上4階
なお，水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

添 3.11-29

3.11.2.2.3
3.11.2.2.3.1

設置許可基準規則第 43 条への適合方針
設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）の可搬型代替注水ポンプ（A1 級）は，屋外の荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所に保管し，重大事故等時に原子炉建屋の接続口付近の屋外に設置する設備であることから，想定される重大事故等時における，屋外の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，以下の表 3.11-9 に示す設計とする。
燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）の可搬型代替注水ポンプ（A2 級）は，屋外の荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所並びに 5 号炉東側第二保管場所に保管し，重大事故等時に原子炉建屋の接続口付近の屋外に設置する設備であることから，想定される重大事故等時における屋外の環境条件
及び荷重条件を考慮し，その機能が有効に発揮することができるよう，以下の表 3.11-9 に示す設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の操作は，付属の操作スイッチにより，想定される重大事故等時において設置場所から可能な設計とする。風（台風）による荷重については，転倒しないことの確認を行っているが，詳細評価により転倒する結果となった場合は，転倒防止措置を講じる。積雪の影響については，適切に除雪する運用とする。
また，降水及び凍結により機能を損なうことのないよう，防水対策が取られた可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を使用
し，凍結のおそれがある場合は暖気運転を行い凍結対策とする。
（54-3,54-4）
燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）の常設スプレイヘッダは原子
炉建屋原子炉区域内に設置している設備であることから想定される重大事故等時における原子炉建屋原子炉区域内の環境条件を考慮し，その機能が有効に発揮することができるよう，以下の表 3.11-10 に示す設計とする。
（54-3,54-4,54-7）

添 3.11-30

表 3.11-9 想定する環境条件及び荷重条件（可搬型代替注水ポンプ(A-1 級)及び可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)）
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・放 屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に射線耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による影響 降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対策及び凍結対策を行える設計とする。
海水を通水する系統へ 淡水だけでなく海水も使用する（常時海水を通水しなの影響い）。使用済燃料プールへの注水は，可能な限り淡水源を優先し，海水通水は短期間とすることで，設備への影響を考慮する。
地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認し，治具や輪留め等を用いた転倒防止対策を行う。
風（台風）・積雪
屋外で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないことを評価により確認する。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

表 3.11-10 想定する環境条件及び荷重条件（常設スプレイヘッダ）
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・放 原子炉建屋原子炉区域内で想定される温度，圧力，湿度
射線
及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による影響 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
海水を通水する系統へ 淡水だけでなく海水も使用する（常時海水を通水しなの影響い）。使用済燃料プールへの注水は，可能な限り淡水源を優先し，海水通水は短期間とすることで，設備への影響を考慮する。
地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方
針」に示す）。
風（台風）・積雪
原子炉建屋原子炉区域内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

添 3.11-31

(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）を運転する場合は，可搬型代
替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の移動及びホー
ス敷設により系統構成を行った後，屋外で可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）付属の操作スイッチにより可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を起動し，使用済燃料プール外部注水原子炉建屋北側注水ライン元弁又は使用済燃料プール外部注水
R/B 東側注水ライン元弁の開操作を実施し使用済燃料プールへの注水を行う。
以上のことから，燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）の操作に必要な機器を表 3.11-11 に示す。
燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）の可搬型代替注水ポンプ（A1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）については，可搬型代替注水ポン
プ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）付属の操作スイッチからのスイッチ操作で起動する設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）付属の操作スイッチを操作するにあたり，運転員のアクセス性，操作性を考慮して十分な操作空間を確保することで基準に適合させる。また，それぞれの操作対象については銘板をつけることで識別可能とし，運転員の操作及び監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，接続口まで屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。
操作対象弁については，接続口が設置されている屋外の場所から手動操作で弁を開閉することが可能な設計とする。
ホースの接続作業に当たっては，特殊な工具，及び技量は必要とせず，簡便な接続金具による接続方式により，確実に接続が可能な設計とする。
（54-3,54-4,54-7）
表 3.11-11 操作対象機器
機器名称
状態の変化
操作場所
操作方法
可搬型代替注水ポンプ（A-1 級） 起動・停止 屋外設置位置
スイッチ操作
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級） 起動・停止 屋外設置位置
スイッチ操作使用済燃料プール外部注水 R/B 北 弁閉→弁開 屋外接続口位置
手動操作
側注水ライン元弁（原子炉建屋北側）
使用済燃料プール外部注水 R/B 東 弁閉→弁開 屋外接続口位置
手動操作
側注水ライン元弁（原子炉建屋東側）
ホース
ホース接続 屋外
人力接続
添 3.11-32

(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）の可搬型代替注水ポンプ（A1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，表 3.11-12 に示すように発電用原子炉の運転中又は停止中に，機能・性能確認，弁動作試験，分解検査，外観検査が可能な設計とする。
燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）の可搬型代替注水ポンプ（A1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に分解又は取替え，車両としての運転状態確認が可能な設計とする。また，発電用原子炉の運転又は停止中に，淡水貯水池を水源とし，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）又は可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），仮設流量計，ホースの系
統構成で淡水貯水池へ送水する試験を行うテストラインを設けることで，燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）の機能・性能（吐出圧力，流量）及
び漏えいの有無の確認が可能な系統設計とする。なお，接続口から常設スプレ
イヘッダまでのラインについては，上記の試験に加えて，発電用原子炉の運転中及び停止中に接続口の弁開閉試験を実施することで機能・性能が確認可能な設計とする。
燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）のホース及び常設スプレイヘ
ッダは，発電用原子炉の運転中又は停止中に外観検査により機能・性能に影響を及ぼすおそれのある亀裂，腐食等がないことの確認が可能な設計とする。
燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）の常設スプレイヘッダは，発電用原子炉の運転中又は停止中に通気により，つまり等がないことの確認が可能な設計とする。
（54-5）

添 3.11-33

表 3.11-12 燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）の試験及び検査
発電用原子炉の項目
内容
状態
機能・性能 可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型
試験
代替注水ポンプ（A-2 級）の運転性能（吐出圧力，流量）の確認，漏えいの確認
常設スプレイヘッダへの通気による機能・性能の確認
弁動作試験 弁開閉動作の確認
可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型
運転中又は代替注水ポンプ（A-2 級）を分解し，部品の停止中
分解検査
表面状態を，試験及び目視により確認
又は必要に応じて取替え
外観検査

ホース及び常設スプレイヘッダ外観の確認

車両検査

可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型
代替注水ポンプ（A-2 級）の車両としての運
転状態の確認(4) 切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）は，想定される重大事故等時において，他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。
重大事故等への対処以外に通常時に使用する設備でないことから図 3.11-6
で示すタイムチャートのとおり系統の切替えは発生しない。
（54-4）

添 3.11-34

＜使用済燃料プールへ注水する場合＞
経過時間（分）
10

手順の項目

30

20

40

60

50

中央制御室運転員 Ａ

90

80

100

110

130

120

140

150

備考

110分 ※1

使用済燃料プール監視カメラ状態確認

1

注水確認

燃料プール代替注水系による
常設スプレイヘッダを使用した
使用済燃料プールへの注水[防火水槽を水源とした場合]

70

燃料プール代替注水系による使用済燃料プールへの注水要員（数）5号炉原子炉建屋内緊急時対策所～荒浜高台保管場所移動 ※2
可搬型代替注水ポンプ（A-1級又はA-2級）1台の健全性確認
緊急時対策要員

可搬型代替注水ポンプ（A-1級又はA-2級）1台移動～配置

2

送水準備(淡水又は海水)
送水

※1
※2

5号炉東側第二保管場所の可搬型代替注水ポンプ（A-2級）を使用した場合は，約90分で可能である。
大湊側高台保管場所の可搬型代替注水ポンプ（A-1級）を使用した場合は，約100分で可能である。
5号炉東側第二保管場所への移動は10分，大湊側高台保管場所への移動は20分と想定する。

経過時間（分）

10
手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

90

100

110

120

200

210

220

230

240

要員（数）

中央制御室運転員Ａ

250

260

270

280

290

300

310

320

燃料プール代替注水系による使用済燃料プールへの注水

1

330

340

350

備考

330分 ※1

使用済燃料プール監視カメラ状態確認
注水確認
5号炉原子炉建屋内緊急時対策所～荒浜側高台保管場所移動
可搬型代替注水ポンプの健全性確認
緊急時対策要員6名で対応する。

可搬型代替注水ポンプ2台移動～配置
燃料プール代替注水系による常設スプレイヘッダを使用した
使用済燃料プールへの
注水

送水準備

屋外～5号炉東側第二保管場所移動
可搬型代替注水ポンプの健全性確認[淡水貯水池を水源とした場合（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない
場合）]

緊急時対策要員

6 ※1

可搬型代替注水ポンプ2台移動～配置

緊急時対策要員6名のうち4名で
対応する。

送水準備
送水

送水準備
緊急時対策要員6名のうち2名で
対応する。

※1

緊急時対策要員6名で2ユニット分を対応した場合，6号炉への送水開始まで約330分，7号炉への送水開始まで約345分で可能である。
緊急時対策要員10名で2ユニット分を対応した場合，6号炉及び7号炉への送水開始まで約225分で可能である。

図 3.11-6

燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）のタイムチャート(1/2)＊

添 3.11-35

＜使用済燃料プールへスプレイする場合＞
経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

50

60

要員（数）
中央制御室運転員 Ａ

燃料プール代替注水系による
常設スプレイヘッダを使用した
使用済燃料プールへのスプレイ

130

125分 ※1

80

100

90

110

140

150

備考

使用済燃料プール監視カメラ状態確認

1

注水確認
5号炉原子炉建屋内緊急時対策所～荒浜高台保管場所移動 ※2
可搬型代替注水ポンプ（A-1級及びA-2級）3台の健全性確認

緊急時対策要員

可搬型代替注水ポンプ（A-1級及びA-2級）3台移動～配置

3

送水準備(淡水又は海水)[防火水槽を水源とした場合]

※1
※2

120

燃料プール代替注水系による使用済燃料プールへのスプレイ

70

送水

5号炉東側第二保管場所の可搬型代替注水ポンプ（A-2級）及び大湊側高台保管場所の可搬型代替注水ポンプ（A-1級）を使用した場合は，約115分で可能である。
5号炉東側第二保管場所への移動は10分，大湊側高台保管場所への移動は20分と想定する。

経過時間（分）

10
手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

90

100

110

120

200

210

220

230

240

中央制御室運転員Ａ

250

260

270

280

290

300

310

320

燃料プール代替注水系による使用済燃料プールへのスプレイ

要員（数）

1

330

340

350

備考

330分 ※1

使用済燃料プール監視カメラ状態確認
注水確認
5号炉原子炉建屋内緊急時対策所～荒浜側高台保管場所移動
可搬型代替注水ポンプの健全性確認
緊急時対策要員6名で対応する。

可搬型代替注水ポンプ2台移動～配置
燃料プール代替注水系による可搬型スプレイヘッダ
を使用した
使用済燃料プールへの
スプレイ

送水準備

屋外～5号炉東側第二保管場所移動
可搬型代替注水ポンプの健全性確認[淡水貯水池を水源とした場合（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない
場合）]

緊急時対策要員

6 ※1

可搬型代替注水ポンプ2台移動～配置

緊急時対策要員6名のうち4名で
対応する。

送水準備
送水

送水準備
緊急時対策要員6名のうち2名で対応する。

※1 緊急時対策要員6名で2ユニット分を対応した場合，6号炉への送水開始まで約330分，7号炉への送水開始まで約345分で可能である。
緊急時対策要員10名で2ユニット分を対応した場合，6号炉及び7号炉への送水開始まで約225分で可能である。

図 3.11-6

燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）のタイムチャート(2/2)＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての 1．11 で示すタイムチャート

添 3.11-36

(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）の可搬型代替注水ポンプ（A1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，通常時，接続先の系統と分離された状態で保管することで，他の設備に悪影響を及ぼさない運用とする。また，
輪留めによる固定等をすることで他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，飛散物となって他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）の常設スプレイヘッダは，通常時，他設備と独立した状態で設置又は保管し，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
（54-3,54-4,54-5）(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設
置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）の系統構成において操作が必
要な機器の設置場所，操作場所を表 3.11-13 に示す。
燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）の可搬型代替注水ポンプ（A1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の起動及び接続口との接続作業，並びに屋外の操作対象弁の開操作は，線源からの離隔により，放射線量が高くなるおそれの少ない場所である屋外で実施可能な設計とする。
燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）の常設スプレイヘッダは現場での操作が不要な設計とする。
（54-3,54-7）

添 3.11-37

表 3.11-13
機器名称
可搬型代替注水ポンプ（A1 級）
可搬型代替注水ポンプ（A2 級）
使用済燃料プール外部注水
R/B 北側注水ライン元弁
使用済燃料プール外部注水
R/B 東側注水ライン元弁
ホース

操作対象機器設置場所
設置場所
操作場所
屋外設置位置屋外設置位置屋外設置位置屋外設置位置屋外接続口位置（原子炉建屋北側）
屋外接続口位置（原子炉建屋東側）
屋外

屋外接続口位置（原子炉建屋北側）
屋外接続口位置（原子炉建屋東側）
屋外

3.11.2.2.4 設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 2 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）の常設スプレイヘッダは，流路として，燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）の可搬型代替注水ポンプ（A-1級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2級）が，第54条第1項及び第2項
対応の場合に，必要な注水流量又はスプレイ量を発揮する為に必要な容量を有する設計としている。これらの詳細については，3.11.2.2.5項に記載のとおりである。
(2) 共用の禁止（設置許可基準規則第 43 条第 2 項二）(ⅰ) 要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）の常設スプレイヘッダは，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。

添 3.11-38

（3）設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 2 項三）(ⅰ) 要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）の常設スプレイヘッダは，共通要因によって，設計基準事故対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設重大事故防止設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，燃料プール冷却浄化系ポンプ，残留熱除去系ポンプと表 3.11-14で示すとおり位置的分散を図るとともに，可能な限りの多様性を備えた設計とする。
（54-3,54-4,54-7）

添 3.11-39

添 3.11-40

駆動電源

水源

冷却水

ポンプ

潤滑油

駆動用空気

注水端

項目
残留熱除去系（燃料
プール冷却モード）

地上 2 階

地下 3 階

原子炉建屋

地上 1 階

非常用交流電源設備(非常用ディーゼル発電機)

地下 3 階

原子炉建屋

原子炉建屋

地上 4 階サプレッション・チェン
バ

原子炉補機冷却水系及び原子炉補機冷却海水系

原子炉建屋

残留熱除去系ポンプ

残留熱除去系（燃料プール注水モード）

使用済燃料プール

6 号炉は原子炉補機冷却水系及び原子炉補機冷却
海水系（7 号炉は不要）

原子炉建屋

燃料プール冷却浄化系ポンプ

不要（内包油）不要

使用済燃料プールディフューザ

燃料プール冷却浄化系

多様性又は多重性，位置的分散

設計基準対象施設

表 3.11-14

常設スプレイヘッ
ダ

不要

不要

屋外

代替淡水源（淡水貯水池及び防火水槽）不要

屋外

可搬型代替注水ポンプ(A-1 級)及び可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)

不要

不要

可搬型スプレイヘッダ

燃料プール代替注水系

重大事故等対処設備

3.11.2.2.5
設置許可基準規則第 43 条第 3 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 3 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量に加え，十分に余裕のある容量を有するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）の可搬型代替注水ポンプ（A1級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2級）は，第54条第1項及び第2項対応の場
合に，必要な注水流量又はスプレイ量を有する設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能又は注水機能が喪失する事故シーケンスのうち，使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失することにより，使用済燃料プール内の水の温度が上昇し，蒸発により水位が低下する事故及びサイフォン現象等により使用済燃料プール内の水の小規模な喪失が発生し，使用済燃料プー
ルの水位が低下する事故において，有効性が確認されている 45m3/h で注水可能な設計とする。
使用済燃料プールに注水する場合の可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の揚程は，使用済燃料プールに注水する場合の水源（淡水貯水池）と注水先（使用済燃料プール）の圧力差，静水頭，機器圧損，配管，ホース及び弁類圧損を考慮し，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型
代替注水ポンプ（A-2 級）の組合せ又は可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）で注水
流量 45m3/h 確保可能な設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，想定される重大事故等時において，使用済燃料プール内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するために必要な注水流量を有するものとして，常設
スプレイヘッダを使用する場合は，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）を１セット１台及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を１セット 3 台，又は可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を 1 セット 4 台使用する。保有数は，6 号及び 7 号炉共用で可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の場合に 4 セット 16 台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 台（6 号及び 7 号炉共用）の合計 17 台，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）の場合に 6 号及び 7 号炉共用で 1
セット 1 台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 台（6 号及び 7 号炉共用）の合計 2 台を分散して保管する。
可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，使用済燃料貯蔵槽からの大量の水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位が異常に低下した場合において，有効性が確認されている 132m3/h から 147m3/h でスプレイ可能な設計とする。
使用済燃料プールにスプレイする場合の可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）の揚程は，使用済燃料プールにスプレイする場合の水源（淡水貯水池）とスプレイ先（使用済燃料プール）の圧力差，静水頭，機器圧損，配管，ホース及び弁類圧損を考慮し，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）
添 3.11-41

の組合せでスプレイ量 132 m3/h から 147m3/h 達成可能な設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，想定される重大事故等時において，使用済燃料プール内燃料体等の損傷を緩和し，及び臨界を防止するために必要なスプレイ流量を有するものとして，常設スプ
レイヘッダを使用する場合は，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）を 1 セット 1 台
及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を 1 セット 3 台使用する。保有数は 6 号及び 7 号炉共用で可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の場合に 1 セット 3 台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 台（6 号及び 7 号炉共用）の合計 4 台，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）の場合に 6 号及び7 号炉共用で 1 セット 1 台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 台（6 号及び 7 号炉共用）の合計 2 台を分散して保管する。
（54-6）(2) 確実な接続（設置許可基準規則第 43 条第 3 項二）(ⅰ) 要求事項
常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。）と接続するものにあっては，当該常設設備と容易かつ確実に接続することができ，かつ，二以上の系統又は発電用原子炉施設が相互に使用することができるよう，接続部の規格の統一その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）の可搬型代替注水ポンプ（A1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の接続箇所は，簡便な接続方式である結合金具による 接続にすることに加え ,接続口の口径を 65A に統一
し,75A/65A の接続治具を配備しておくことで確実に接続ができる設計とする。
また，6 号及び７号炉が相互に使用することができるよう,可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）から来るホースと接続口について,ホースと接続口を簡便な接続方式である結合金具による接続にする
ことに加え,接続口の口径を 65A に統一し,75A/65A の接続治具を配備しておくことで確実に接続ができる設計とする。
（54-7）(3) 複数の接続口（設置許可基準規則第 43 条第 3 項三）(ⅰ) 要求事項
常設設備と接続するものにあっては，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外か
ら水又は電力を供給するものに限る。）の接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設けるものであること。
(ⅱ) 適合性
添 3.11-42

基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）及び燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）の可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の接続箇所は，重大事故等時の環境条件，自然現象，外部人
為事象，溢水及び火災の影響により接続できなくなることを防止するため，接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設ける設計とする。
6 号及び 7 号炉ともに，接続口から可搬型スプレイヘッダまで建屋内にホースを敷設してつながる「SFP 接続口」を原子炉建屋南側に 1 箇所設置し，接続口から常設スプレイヘッダまで鋼製配管でつながる「SFP 接続口」を原子炉建屋東側に 1 箇所，原子炉建屋北側に 1 箇所設置し，合計 3 箇所設置することで共通要因によって接続できなくなることを防止する設計とする。
燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）の接続が困難な場合に備え，燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）を設ける。
（54-7）(4) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項四）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において可搬型重大事故等対処設備を設置場所に据え付け，及び常設設備と接続することができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）である可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，想定される重大事故等が発生した場合における放射線を考慮しても作業への影響はないと想定しているが，仮に線量が高い場合は線源からの離隔距離をとること，線量を測定し線量が低い位置に配置することにより，これら設備の設置及び常設設備との接続が可能である。また，現場での接続作業に当たっては，簡便な結合金具による接続方式により，確実に速やかに接続が可能である。
（54-7）(5) 保管場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項五）(ⅰ) 要求事項
地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロ
リズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管すること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

添 3.11-43

燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）である可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響，設計基準
事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮し，燃料プー
ル冷却浄化系ポンプ，残留熱除去系ポンプと位置的分散を図り，可搬型代替注
水ポンプ（A-1 級）は，発電所敷地内の高台（大湊側高台保管場所及び荒浜側
高台保管場所）の複数箇所に分散して保管し，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）
は，発電所敷地内の高台（大湊側高台保管場所及び荒浜側高台保管場所）並びに 5 号炉東側第二保管場所の複数箇所に分散して保管する。
（54-8）(6) アクセスルートの確保（設置許可基準規則第 43 条第 3 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，工場等内の道路及び通路が確保できるよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）の可搬型代替注水ポンプ（A1 級）は，通常時は高台の荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所に分散して保管し，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，通常時は高台の荒浜側高台
保管場所及び大湊側高台保管場所並びに 5 号炉東側第二保管場所に分散して保管しており，想定される重大事故等が発生した場合においても，可搬型重大事故等対処設備の運搬及び移動に支障をきたすことのないよう，迂回路も考慮して複数のアクセスルートを確保する設計とする。
（『可搬型重大事故等対処設
備保管場所及びアクセスルートについて』参照）（54-9）(7) 設計基準事故対処設備及び常設重大事故等防止設備との多様性（設置許可基準
規則第 43 条第 3 項七）(ⅰ) 要求事項
重大事故防止設備のうち可搬型のものは，共通要因によって，設計基準事故
対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設
重大事故防止設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）の可搬型代替注水ポンプ（A添 3.11-44

1 級）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，共通要因によって，設計基準事
故対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設重大事故防止設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，燃料プール冷却浄化系ポンプ，残留熱除去系ポンプと表 3.11-14 で示すとおり位置的分散を図るとともに，可能な限りの多様性を備えた設計とする。
（54-3,54-4,54-7,54-8）

添 3.11-45

3.11.2.3

燃料プール冷却浄化系

3.11.2.3.1
設備概要
燃料プール冷却浄化系は，非常用交流電源設備及び原子炉補機冷却系が機能喪失した場合でも，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備及び代替原子炉補機冷却系により復旧し，使用済燃料プール内燃料体等から発生する崩壊熱を除熱することを目的として使用する。
燃料プール冷却浄化系は，燃料プール冷却浄化系ポンプ，燃料プール冷却浄化
系熱交換器，電源設備（常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備），計測制御装置及び，流路である燃料プール冷却浄化系の配管及び弁から構成される。
本系統は使用済燃料プールの水を燃料プール冷却浄化系ポンプにより燃料プー
ル冷却浄化系熱交換器等を経由して循環させることで，使用済燃料プールを冷却できる設計とする。
燃料プール冷却浄化系で使用する代替原子炉補機冷却系は，代替原子炉補機
冷却水ポンプ及び熱交換器を搭載した熱交換器ユニット，大容量送水車（熱交換器ユニット用），電源設備（可搬型代替交流電源設備），計測制御装置，流路である原子炉補機冷却系の配管及び弁，ホース，海水貯留堰，スクリーン室，取水路，及び燃料補給設備である軽油タンク，タンクローリ（4kL）等から構成される。
熱交換器ユニットは，海水を冷却源としたプレート式熱交換器と代替原子炉
補機冷却水ポンプで構成され，移動可能とするために熱交換器及び代替原子炉
補機冷却水ポンプは車両に搭載する設計とする。
大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，海を水源とし，熱交換器ユニットの熱交換器に送水することで，熱交換後の海水を海へ排水する。また，熱交換器ユニットの海水側配管及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）の異物混入による機能低下を防ぐために，代替原子炉補機冷却海水ストレーナを設置する。
熱交換器ユニットと大容量送水車（熱交換器ユニット用）を含む海水側配管
は，ホースを接続することで流路を構成できる設計とする。また，熱交換器ユニットの淡水側配管については，ホースを熱交換器ユニットとタービン建屋の接続口に接続することで流路を構成できる設計とする。
代替原子炉補機冷却系の全体構成としては，熱交換器ユニットの代替原子炉
補機冷却水ポンプにより，大容量送水車（熱交換器ユニット用）を用いて除熱された系統水を接続口を介して原子炉補機冷却系に送水し，燃料プール冷却浄化系熱交換器で熱交換を行う系統設計とする。熱交換後の系統水は，原子炉補機冷却系から接続口及びホースを介し，熱交換器ユニットに戻る構成とし，熱交換器で除熱された系統水は再び原子炉補機冷却系を通じて燃料プール冷却浄化系熱交換器に送水される。代替原子炉補機冷却系は，上記の循環冷却ラインを形成することで，系統水を除熱する。
燃料プール冷却浄化系で使用する代替原子炉補機冷却系は，熱交換器ユニッ
トの淡水側において，燃料プール冷却浄化系熱交換器で熱交換を行った系統水を熱交換器ユニットにより冷却及び送水し，再び燃料プール冷却浄化系熱交換器で熱交換を行う循環冷却ラインを形成し，熱交換器ユニットの海水側において，大容量送水車（熱交換器ユニット用）により海水を取水し，熱交換器ユニ
添 3.11-46

ットに送水することで淡水側との熱交換を行い，熱交換後の系統水を海へ排水する。
大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，ディーゼルエンジンにより駆動できる設計とし，燃料は燃料補給設備である軽油タンク及びタンクローリ（4kL）
により補給できる設計とする。
本系統は，現場での弁操作により系統構成を行った後，熱交換器ユニットに搭載された代替原子炉補機冷却水ポンプの操作スイッチ及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）の車両に搭載された操作スイッチにより，現場での手動操
作によって運転を行うものである。
燃料プール冷却浄化系の系統概要図を図3.11-7に，代替原子炉補機冷却系の系統概要図を図3.11-8に，本系統に属する重大事故等対処設備一覧を表3.11-15に示す。
（54-14）添 3.11-47

残留熱除去系から
復水貯蔵槽から

スキマせき
MO

スキマ
サージ
タンク

復水貯蔵槽から

サイフォンブレーク孔

使用済燃料プール
残留熱除去系へ

ディフューザ

燃料プール冷却浄化系
ポンプ(A)

燃料プール冷却浄化系
熱交換器(A)
MO

MO MO

MO

ろ過脱塩器
(A)

MO

ろ過脱塩器
(B)

代替原子炉補機冷却系(A)
燃料プール冷却浄化系
熱交換器(B)

燃料プール冷却浄化系
ポンプ(B)

・電源設備については「3.14電源設備（設置許可基準規則第57条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・計装設備については「3.15計装設備（設置許可基準規則第58条に対する設計方針を示す章）」で示す。

代替原子炉補機冷却系(B)

重大事故等対処設備

図 3.11-7

燃料プール冷却浄化系

添 3.11-48

系統概要図

図 3.11-8

添 3.11-49

代替原子炉補機冷却系

FT

系統概要図

ＲＨＲポンプ（Ａ）室空調機

ＲＨＲ熱交換器（Ａ）

FI （中央制御室）

ＲＨＲポンプ（Ａ）軸受
冷却器

ＣＡＭＳ（Ａ）サンプルクーラ

ＲＳＷポンプモータ軸受
冷却器（Ａ），（Ｄ）

ＲＣＩＣポンプ室空調機

ＳＰＣＵポンプ室空調機

ＨＥＣＷ冷凍機（Ａ），（Ｃ）

ＦＰＣ熱交換器（Ａ）

MO

ＡO

MO

FT

MO

MO

T/B

RSWﾎﾟﾝﾌﾟ(D)RCW熱交換器(D)RSWﾎﾟﾝﾌﾟ(A)RCW熱交換器(A)ＤＷＣ冷却器（Ｂ）（ＨＶＨ）

ＤＷＣ冷却器（Ａ）（ＨＶＨ）

Ｄ／Ｗ ＬＣＷサンプ冷却器

ＲＩＰモータ熱交換器
Ａ，Ｂ，Ｅ，Ｆ，Ｈ

Y/D

MO

RCWﾎﾟﾝﾌﾟ(D)

接続口

ＳＡ空気圧縮機 冷却器

ＩＡ空気圧縮機 冷却器

Ｒ／Ｂ ＬＣＷサンプ冷却器

ＲＩＰ ＭＧセット（Ａ）

ＣＵＷポンプ（Ａ）熱交換器

ＣＲＤポンプ（Ａ）油冷却器

ＣＵＷ非再生熱交換器（Ａ）

ＨＷＨ温水熱交換器（Ａ）

RCWﾎﾟﾝﾌﾟ(A)

接続口

MO

FI （中央制御室）

RCCV

MO

ＳＧＴＳ（Ａ）室空調機

ＦＰＣポンプ（Ａ）室空調機

ＦＣＳ（Ａ）室空調機

非常用Ｄ／Ｇ（Ａ）

MO

熱交換器ユニット

大容量送水車（熱交換器ユニット用）

電源車

RCW
ｻｰｼﾞﾀﾝｸ(Ａ)

重大事故等対処設備

・電源設備については「3.14電源設備（設置許可基準
規則第57条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・計装設備については「3.15計装設備（設置許可基準
規則第58条に対する設計方針を示す章）」で示す。

MO
海水

表 3.11-15

燃料プール冷却浄化系に関する重大事故等対処設備一覧

設備区分
主要設備

附属設備
水源※1

流路

注水先
電源設備※2（燃料補給設備を含む。
）

計装設備※3

設備名
燃料プール冷却浄化系ポンプ【常設】燃料プール冷却浄化系 熱交換器【常設】熱交換器ユニット【可搬】
大容量送水車（熱交換器ユニット用）【可搬】
代替原子炉補機冷却海水ストレーナ【可搬】
非常用取水設備
海水貯留堰【常設】スクリーン室【常設】取水路【常設】
原子炉補機冷却系 配管・弁・サージタンク【常設】燃料プール冷却浄化系 配管・弁【常設】燃料プール冷却浄化系 スキマサージタンク【常設】燃料プール冷却浄化系 ディフューザ【常設】ホース【可搬】
使用済燃料プール【常設】常設代替交流電源設備
第一ガスタービン発電機【常設】軽油タンク【常設】タンクローリ（16kL）【可搬】
第一ガスタービン発電機用燃料タンク【常設】第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】可搬型代替交流電源設備
電源車【可搬】
軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）【常設】
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）【常設】※1：水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※2：単線結線図を補足説明資料 54-2 に示す。
電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※3：主要設備を用いた使用済燃料プール内燃料体等の著しい損傷を緩和，臨界防止及び放射線の遮蔽対策を成功させるために把握することが必要な原子炉施設の状態
計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

添 3.11-50

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

3.11.2.3.2
主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
（1）燃料プール冷却浄化系ポンプ
種類：うず巻形（6 号炉），ターボ形（7 号炉）
容量：250m3/h/台
全揚程：80m
最高使用圧力 ：1.57MPa[gage]
最高使用温度 ：66℃
77℃（重大事故等時における使用時の値）
個数：1 （予備 1*）
取付箇所：原子炉建屋 地上 2 階
原動機出力：90kW（6 号炉），110kW（7 号炉）＊：6 号炉は代替循環冷却系と同時に使用する場合を除く。
（2）燃料プール冷却浄化系 熱交換器
個数
：2
伝熱容量
：約 1.9MW/基（海水温度 30℃において）(3) 熱交換器ユニット（6 号及び 7 号炉共用）
個数：4 式（予備 1）
最高使用圧力 ：淡水側 1.37MPa[gage]／海水側 1.4MPa[gage]
最高使用温度 ：淡水側 70 又は 90℃／海水側 80 又は 50℃
淡水側 70 又は 90℃／海水側 80 又は 40℃
設置場所
：屋外
保管場所
：荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所
熱交換器
伝熱容量
伝熱面積

：約 23 MW/式（海水温度 30℃において）
：約
m2/式
：約
m2/式

代替原子炉補機冷却水ポンプ
種類
：うず巻形
容量
：300 m3/h/台
600 m3/h/台
揚程：75m
最高使用圧力：1.37MPa[gage]
最高使用温度：70℃
原動機出力：110kW
200kW
個数
：2
1
添 3.11-51

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

(4) 大容量送水車（熱交換器ユニット用）（6 号及び 7 号炉共用）
種類
：うず巻形
容量
：900m3/h/台
吐出圧力：1.25MPa[gage]
最高使用圧力：1.3MPa[gage]
最高使用温度：60℃
個数：4（予備 1）
設置場所
：屋外
保管場所
：荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所
原動機出力
：
kW

なお，電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」，計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条
に対する設計方針を示す章）」で示す。

添 3.11-52

3.11.2.3.3
設置許可基準規則第 43 条への適合方針
3.11.2.3.3.1
設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
燃料プール冷却浄化系ポンプ及び燃料プール冷却浄化系熱交換器は，原子炉
建屋原子炉区域内に設置される設備であることから，想定される重大事故等時における，原子炉建屋原子炉区域内の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，表 3.11-16 に示す設計とする。
燃料プール冷却浄化系ポンプの操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室の操作スイッチから遠隔操作可能な設計とする。
代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，屋外の荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所に保管し，重大事故等時にタービン建屋の接続口付近の屋外に設置する設備であることか
ら，想定される重大事故等時における，屋外の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能が有効に発揮することができるよう，以下の表 3.11-17 の設計とする。
熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）の操作は，熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）の付属の操作スイッチ
により，想定される重大事故等時において，設置場所から操作可能な設計とする。風（台風）による荷重については，転倒しないことの確認を行っているが，詳細評価により転倒する結果となった場合は，転倒防止措置を講じる。積雪の影響については，適切に除雪する運用とする。また，降水及び凍結により機能を損なわないよう防水対策を行うとともに，凍結対策を行う。さらに，使用時に海水を通水する熱交換器ユニット内の一部，及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，海水の影響を考慮した設計とし，ストレーナを設置することで異物の流入防止を考慮した設計とする。
（54-3,54-4,54-7,54-8）

添 3.11-53

表 3.11-16 想定する環境条件及び荷重条件（燃料プール冷却浄化系ポンプ及び燃料プール冷却浄化系熱交換器）
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・放 原子炉建屋原子炉区域内で想定される温度，圧力，湿度
射線
及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による影響 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
海水を通水する系統へ 海水を通水することはない。
の影響
地震

適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方
針」に示す）。

風（台風）・積雪

原子炉建屋原子炉区域内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

電磁的障害表 3.11-17
想定する環境条件及び荷重条件（熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用））
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・放射 屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件に耐え線られる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による影響 降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対策及び凍結対策を行える設計とする。
海水を通水する系統へ 使用時に海水を通水する機器については海水の影響を考の影響慮した設計とする。
地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認し，治具や輪留め等を用いた転倒防止対策を行う。
風（台風）・積雪
屋外で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないことを評価により確認する。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

添 3.11-54

(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
燃料プール冷却浄化系ポンプの起動は，中央制御室の操作スイッチにより操作が可能な設計とする。また，系統構成に必要な弁は，中央制御室の操作スイッチによる操作又は設置場所での手動操作が可能な設計とする。中央制御室の操作スイッチを操作するにあたり，運転員のアクセス性，操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，操作対象については銘板をつけることで識別可能とし，運転員の操作及び監視性を考慮して確実に操作が可能な設計とする。
燃料プール冷却浄化系ポンプの操作は，中央制御室の操作スイッチにより遠隔操作可能な設計とする。
代替原子炉補機冷系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，タービン建屋外部に設置している接続口まで屋外のアクセスルート
を通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所であるタービン建屋
脇にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。ホースの接続作業に当たっては，特殊な工具，及び技量は必要とせず，簡便な結合金具による接続方式及びフランジ接続方式並びに一般的な工具を使用することにより，確実に接続が可能な設計とする。
また，付属の操作スイッチにより設置場所であるタービン建屋脇において熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）の操作を行う。付属の操作スイッチを操作するにあたり，運転員のアクセス性，操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，操作対象については銘板をつけることで識別可能とし，運転員の操作及び監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。
その他操作が必要な電動弁である燃料プール冷却浄化系ろ過脱塩器第一入口弁，燃料プール冷却浄化系ろ過脱塩器第二入口弁，燃料プール冷却浄化系ろ過脱塩器出口弁，燃料プール冷却浄化系ろ過脱塩器バイパス弁((A)又は(B))，
残留熱除去系熱交換器（(A)又は(B)）冷却水出口弁，常用冷却水供給側分離弁（(A)又は(B)），常用冷却水戻り側分離弁（(A)又は(B)）については，中央制御室の操作スイッチによる操作が可能な設計とする。中央制御室の操作スイッチを操作するにあたり，運転員のアクセス性，操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，操作対象については銘板をつけることで識別可能とし，運転員の操作及び監視性を考慮して確実に操作が可能な設計とする。
表 3.11-18 に操作対象機器の操作場所を示す。
（54-3,54-4,54-7）

添 3.11-55

表 3.11-18

操作対象機器

機器名称
燃料プール冷却浄化系ポンプ(A)
燃料プール冷却浄化系ポンプ(B)
燃料プール冷却浄化系ろ過脱塩器
第一入口弁
燃料プール冷却浄化系ろ過脱塩器
第二入口弁
燃料プール冷却浄化系ろ過脱塩器
出口弁
燃料プール冷却浄化系ろ過脱塩器
バイパス弁(A)
燃料プール冷却浄化系ろ過脱塩器
バイパス弁(B)
燃料プール冷却浄化系熱交換器(A)出口弁
燃料プール冷却浄化系熱交換器(B)出口弁熱交換器ユニット

状態の変化
起動・停止
起動・停止

起動・停止

タービン建屋脇スイッチ操作

代替原子炉補機冷却水ポンプ
大容量送水車（熱交換器ユニット用）
熱交換器ユニット流量調整弁

起動・停止

タービン建屋脇
タービン建屋脇スイッチ操作弁閉→弁開

熱交換器ユニット内

手動操作

代替冷却水供給止め弁(A)弁閉→弁開タービン建屋地上 1 階

手動操作

代替冷却水戻り止め弁(A)弁閉→弁開タービン建屋地上 1 階

手動操作

残留熱除去系熱交換器(A)
冷却水出口弁
常用冷却水供給側分離弁(A)
常用冷却水戻り側分離弁(A)
可燃性ガス濃度制御系室空調機(A)出口弁
格納容器雰囲気モニタラック(A)
出口弁
格納容器内雰囲気モニタ系(A)室
空調機冷却水出口弁（6 号炉のみ）
燃料プール冷却浄化系ポンプ室空調機(A)出口弁
燃料プール冷却浄化系熱交換器(A)出口弁

弁開→弁閉
弁開→弁閉
弁開→弁閉
弁閉→弁開
弁閉→弁開
弁開→弁閉
弁開→弁閉

起動・停止

弁閉→弁開
弁開→弁閉
弁開→弁閉
弁開→弁閉
弁開→弁調整開

操作場所
中央制御室
中央制御室
中央制御室

操作方法
スイッチ操作
スイッチ操作
スイッチ操作

中央制御室

スイッチ操作

中央制御室

スイッチ操作

中央制御室

スイッチ操作

中央制御室

スイッチ操作

原子炉建屋地上 2 階

手動操作

原子炉建屋地上 2 階

手動操作

スイッチ操作

中央制御室

スイッチ操作

中央制御室

スイッチ操作

中央制御室

スイッチ操作

原子炉建屋地上 1 階

手動操作

原子炉建屋地上中 3 階

手動操作

原子炉建屋地上中 3 階
弁開→弁調整開
弁開→弁調整開
弁開→弁調整開

手動操作
原子炉建屋地上 2 階
原子炉建屋地上 2 階

手動操作
手動操作

（次頁に続く）添 3.11-56

機器名称
燃料プール冷却浄化系ポンプ (A)
軸受冷却器冷却水出口弁（6 号炉のみ）
非常用ガス処理系室空調機(A)出口弁
残留熱除去系ポンプ室空調機(A)
出口弁
残留熱除去系ポンプ(A)冷却水出口弁
残留熱除去系ポンプ(A)メカニカ
ルシール冷却器冷却水出口弁（6 号炉のみ）
サプレッションプール浄化系ポン
プ室空調機出口弁
サプレッションプール浄化系ポン
プ軸受冷却器冷却水出口弁（6 号炉のみ）
原子炉隔離時冷却系ポンプ室空調機出口弁
原子炉補機冷却水系ポンプ(A)
吸込弁
原子炉補機冷却水系ポンプ(D)
吸込弁
換気空調補機非常用冷却水系冷凍
機(A)冷却水温度調節弁後弁
換気空調補機非常用冷却水系冷凍
機(C)冷却水温度調節弁後弁
原子炉補機冷却海水ポンプ(A)
電動機軸受出口弁（7 号炉のみ）
原子炉補機冷却海水ポンプ(D)
電動機軸受出口弁（7 号炉のみ）
サージタンク(A)換気空調補機
非常用冷却水系側出口弁

代替冷却水供給第二止め弁(B)代替冷却水戻り第二止め弁(B)

状態の変化

操作場所
原子炉建屋地上 2 階

弁開→弁調整開
弁開→弁閉
弁開→弁調整開
弁開→弁調整開

操作方法
手動操作

原子炉建屋地上 3 階
原子炉建屋地下 3 階
原子炉建屋地下 3 階

手動操作
手動操作
手動操作

原子炉建屋地下 3 階
弁開→弁調整開
弁開→弁閉

手動操作
原子炉建屋地下 3 階

手動操作

原子炉建屋地下 3 階
弁開→弁閉
弁開→弁閉
弁開→弁閉
弁開→弁閉
弁開→弁閉
弁開→弁閉
弁開→弁閉
弁開→弁閉

弁開→弁閉

弁閉→弁開
弁閉→弁開

残留熱除去系熱交換器(B)冷却水
出口弁

弁閉→弁開

常用冷却水供給側分離弁(B)
常用冷却水戻り側分離弁(B)

弁開→弁閉
弁開→弁閉

手動操作
原子炉建屋地下 3 階
タービン建屋地下 1 階
タービン建屋地下 1 階
コントロール建屋
地下 2 階コントロール建屋
地下 2 階
タービン建屋地下 1 階
タービン建屋地下 1 階
原子炉建屋地上 4 階（6 号炉）
原子炉建屋地上 2 階（7 号炉）
タービン建屋地上 1 階
タービン建屋地上 1 階
中央制御室
中央制御室
中央制御室

手動操作
手動操作
手動操作
手動操作
手動操作
手動操作
手動操作

手動操作

手動操作
手動操作
スイッチ操作
スイッチ操作
スイッチ操作（次頁に続く）添 3.11-57

機器名称
可燃性ガス濃度制御系室空調機(B)出口弁
格納容器内雰囲気モニタ系
ラック(B)出口弁
燃料プール冷却浄化系ポンプ室
空調機(B)出口弁

状態の変化
弁開→弁閉
弁開→弁調整開

操作場所
原子炉建屋地上 1 階
原子炉建屋地上 3 階

操作方法
手動操作
手動操作

弁開→弁調整開

原子炉建屋地上 2 階

手動操作

弁開→弁調整開

原子炉建屋地上 2 階

手動操作

燃料プール冷却浄化系ポンプ (B)
軸受冷却器冷却水出口弁
弁開→弁調整開（6 号炉のみ）

原子炉建屋地上 2 階

手動操作

非常用ガス処理系室空調機(B)
出口弁

弁開→弁閉

原子炉建屋地上 3 階

手動操作

弁開→弁調整開

原子炉建屋地下 3 階

手動操作

弁開→弁閉

原子炉建屋地下 3 階

手動操作

弁開→弁閉

原子炉建屋地下 3 階

手動操作

燃料プール冷却浄化系熱交換器(B)出口弁残留熱除去系ポンプ室空調機(B)
出口弁
高圧炉心注水系ポンプ(B)冷却器
冷却水出口弁
高圧炉心注水系ポンプ室空調機(B)
出口弁
原子炉補機冷却水系ポンプ(B)吸込弁
原子炉補機冷却水系ポンプ(E)吸込弁
原子炉補機冷却海水ポンプ(B)電動機軸受出口弁（7 号炉のみ）
原子炉補機冷却海水ポンプ(E)電動機軸受出口弁（7 号炉のみ）
換気空調補機非常用冷却水系冷凍
機(B)冷却水温度調節弁後弁
換気空調補機非常用冷却水系冷凍
機(D)冷却水温度調節弁後弁
格納容器内雰囲気モニタ系(B)室
空調機冷却水出口弁（6 号炉のみ）
残留熱除去系ポンプ(B)
モータ軸受冷却器冷却水出口弁（6 号炉のみ）
残留熱除去系ポンプ(B)冷却水出
口弁

弁開→弁閉
弁開→弁閉
弁開→弁閉
弁開→弁閉
弁開→弁閉
弁開→弁閉

タービン建屋地下 1 階
タービン建屋地下 1 階
タービン建屋地下 1 階
タービン建屋地下 1 階コントロール建屋
地下 2 階コントロール建屋
地下 2 階

手動操作
手動操作
手動操作
手動操作
手動操作
手動操作

弁開→弁調整開

原子炉建屋地上 3 階

手動操作

弁開→弁調整開

原子炉建屋地下 3 階

手動操作

弁開→弁調整開

原子炉建屋地下 3 階

手動操作（次頁に続く）添 3.11-58

機器名称
高圧炉心注水系ポンプ(B)
メカニカルシール冷却器
冷却水出口弁（6 号炉のみ）

状態の変化
弁開→弁閉

サージタンク(B)換気空調補機非
常用冷却水系側出口弁

弁開→弁閉

ホース

ホース接続

操作場所
原子炉建屋地下 3 階

操作方法
手動操作

原子炉建屋地上 4 階（6号炉）
手動操作
原子炉建屋地上 2 階（7
号炉）
屋外
人力接続

(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
燃料プール冷却浄化系は，表 3.11-19 に示すように発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能試験，弁動作試験，分解検査，外観検査が可能な設計とする。
燃料プール冷却浄化系ポンプは，発電用原子炉の運転中又は停止中にケーシ
ングカバーを取り外して，ポンプ部品（主軸，軸受，羽根車等）の状態を確認する分解検査が可能な設計とする。
燃料プール冷却浄化系熱交換器は，発電用原子炉の運転中又は停止中の試験・検査として，鏡板を取り外すことで内部構成部品の状態を試験及び目視により確認する分解検査が可能な設計とする。
また，発電用原子炉の運転中又は停止中に，使用済燃料プールを水源とし，燃料プール冷却浄化系ポンプを起動させ，燃料プール冷却浄化系ろ過脱塩器第一入口弁，燃料プール冷却浄化系ろ過脱塩器第二入口弁，燃料プール冷却浄化
系ろ過脱塩器出口弁，燃料プール冷却浄化系ろ過脱塩器バイパス弁(A)又は燃料プール冷却浄化系ろ過脱塩器バイパス弁(B)を操作することで，燃料プール
冷却浄化系ろ過脱塩器をバイパスした状態で，重大事故等対処設備として燃料
プール冷却浄化系の機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
（54-5）
表 3.11-19 燃料プール冷却浄化系の試験及び検査
発電用原子炉項目
内容の状態
機能・性能試験 運転性能，漏えいの確認
弁動作試験
弁開閉動作の確認
運転中又はポンプ及び熱交換器内部構成部品部品の停止中
分解検査
表面状態を，試験及び目視により確認
外観検査
ポンプ及び熱交換器外観の確認

添 3.11-59

代替原子炉補機冷却系は，表 3.11-20 に示すように発電用原子炉の停止中に，各機器の機能・性能検査，弁動作試験，分解検査及び外観検査が可能であり，発電用原子炉の運転中には弁動作試験が可能な設計とする。
発電用原子炉の運転中又は停止中に車両としての運転状態の確認が可能な設計とする。
発電用原子炉の停止中の試験・検査として，熱交換器ユニットのうち，熱交換器はフレームを取り外すことでプレート式熱交換器の状態を試験及び目視により確認する分解検査又は取替えが可能な設計とする。代替原子炉補機冷却水ポンプは，ケーシングカバーを取り外して，ポンプ部品（主軸，軸受，羽根車等）の状態を試験及び目視により確認する分解検査又は取替えが可能な設計とする。大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，ケーシングを取り外すこと
でポンプ部品（主軸，軸受，羽根車等）の状態を試験及び目視により確認する
分解検査又は取替えが可能な設計とする。
運転性能の確認として，熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）の流量，系統（ポンプ廻り）の振動，異音，異臭及び漏えいの確認を行うことが可能な設計とする。
発電用原子炉の運転中の試験・検査として，系統を構成する弁は，単体で機能性能試験が可能な設計とする。
ホースの外観検査として，機能・性能に影響を及ぼすおそれのある亀裂，腐食等がないことの確認を行うことが可能な設計とする。
（54-5）
表 3.11-20 代替原子炉補機冷却系の試験及び検査
発電用原子炉
項目
内容
の状態
弁動作試験
弁開閉動作の確認
運転中
車両検査
車両としての運転状態の確認

停止中

機能・性能試験

運転性能，漏えいの確認

弁動作試験

弁開閉動作の確認
熱交換器及びポンプ部品の表面状態を，試験及び目視により確認
又は取替え
熱交換器，ポンプ及びホース外観の確
認

分解検査
外観検査
車両検査

車両としての運転状態の確認(4) 切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。

添 3.11-60

(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
燃料プール冷却浄化系ポンプ及び燃料プール冷却浄化系熱交換器は，本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用しない。
ただし，想定される重大事故等時においては，燃料プール冷却浄化系ろ過
脱塩器に通水しないことから，中央制御室のスイッチ操作により，燃料プー
ル冷却浄化系ろ過脱塩器第一入口弁及び燃料プール冷却浄化系ろ過脱塩器第二入口弁，燃料プール冷却浄化系ろ過脱塩器出口弁を閉操作し，燃料プール
冷却浄化系ろ過脱塩器バイパス弁(A)又は燃料プール冷却浄化系ろ過脱塩器
バイパス弁(B)を開操作することで，速やかに燃料プール冷却浄化系ろ過脱塩器のバイパスラインに切り替えられる設計とする。
代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，本来の用途以外の用途には使用しない。なお，原子炉補機冷却系から代替原子炉補機冷却系に切り替えるために必要な操作弁については，
原子炉補機冷却系ポンプ吸込弁を閉操作し，熱交換器ユニットの接続ラインの代替冷却水供給止め弁及び代替冷却水戻り止め弁，熱交換器ユニット流量調整弁を開操作することで速やかに切り替えられる設計とする。なお，これら弁については中央制御室での操作スイッチによる操作又は現場での手動操作が可能な設計とし，容易に操作可能とする。
これにより図 3.11-9 で示すタイムチャートのとおり速やかに切替えが可能である。
（54-4）
経過時間（分）
10

手順の項目

30

20

40

使用済燃料プール除熱開始

要員（数）

60

50

70

80

備考

45分

通信連絡設備準備，電源確認

代替交流電源設備を使用した燃料
プール冷却浄化系による使用済燃料
プール除熱

中央制御室運転員A，B

2

現場運転員 C，D

2

現場運転員 Ｅ，Ｆ

2

系統構成
除熱開始
移動，系統構成

移動，電源確保

経過時間（時間）
1

手順の項目

2

3

4

5

6

7

8

9

10

備考

代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保 9時間要員（数）通信連絡設備準備，系統構成

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

2

現場運転員Ｃ，Ｄ

2

緊急時対策要員13 ※1

移動，電源確保

代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保

系統構成

大容量送水車（熱交換器ユニット用），熱交換器ユニット他移動※1

主配管（可搬型）等の接続
補機冷却水の供給，流量調整

炉心の著しい損傷が発生した場合において代替原子炉補機冷却系を設置する場合，作業時の被ばくによる影響を低減するため，
緊急時対策要員を2班体制とし，交替して対応する。

図 3.11-9

燃料プール冷却浄化系のタイムチャート※＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技
術的能力に係る審査基準」への適合状況についての 1．11 で示すタイムチャート（代替原子炉補機冷却系については代替
循環冷却系使用時における原子炉補機冷却系による補機冷却水供給と同様の手順となることから 1.5 で示すタイムチャートを示す）

添 3.11-61

(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

燃料プール冷却浄化系ポンプ及び燃料プール冷却浄化系熱交換器は，設計基
準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することにより，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニットと大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，通常時は代替冷却水供給止め弁及び代替冷却水戻り止め弁を表 3.1121 で示すとおり閉運用しておくことで，接続先の系統と分離した状態で保管することで，他の設備に悪影響を及ぼさない運用とする。
代替原子炉補機冷却系を用いる場合は，弁操作によって，通常時の系統構成
から重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
また，系統運転時には原子炉補機冷却系と代替原子炉補機冷却系を同時に使用しない運用とすることで，相互の機能に悪影響を及ぼさない構成とする。
代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，治具や輪留めによる固定等をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，飛散物となって他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
なお，熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，想定される重大事故等時において，燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プールの除熱と残留熱除去系による発電用原子炉若しくは原子炉格納容器内の除熱又は代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱を同時に使用するため，各系統の必要な除熱量を同時に確保できる容量を有する設計とする。
（54-3,54-4,54-5）
表 3.11-21
取合系統
原子炉補機冷却系

他系統との隔離弁

系統隔離弁
代替冷却水供給止め弁
代替冷却水戻り止め弁

駆動方式
手動
手動

動作
通常時閉
通常時閉

(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設
置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。

添 3.11-62

(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
燃料プール冷却浄化系及び代替原子炉補機冷却系の系統構成に必要な機器の設置場所を表 3.11-22 に示す。これらは全て炉心損傷前の操作となり，想定される事故時における放射線量は高くなるおそれが少ないため操作が可能である。なお，屋外にホースを設置する場合は，放射線量を確認して，適切な放射線対策に基づき作業安全を確保した上で作業を実施する。
また，燃料プール冷却浄化系ポンプ及び燃料プール冷却浄化系熱交換器は，
原子炉建屋原子炉区域内に設置されている設備であるが，中央制御室から操作可能な設計とすることにより，放射線による影響はない。
（54-3,54-7）
表 3.11-22

操作対象機器設置場所

機器名称
燃料プール冷却浄化系ポンプ(A)
燃料プール冷却浄化系ポンプ(B)
燃料プール冷却浄化系ろ過脱塩器
第一入口弁
燃料プール冷却浄化系ろ過脱塩器
第二入口弁
燃料プール冷却浄化系ろ過脱塩器
出口弁
燃料プール冷却浄化系ろ過脱塩器
バイパス弁(A)
燃料プール冷却浄化系ろ過脱塩器
バイパス弁(B)
燃料プール冷却浄化系熱交換器(A)
出口弁
燃料プール冷却浄化系熱交換器(B)
出口弁
熱交換器ユニット
代替原子炉補機冷却水ポンプ
大容量送水車（熱交換器ユニット用）
熱交換器ユニット流量調整弁

設置場所
原子炉建屋地上 2 階
原子炉建屋地上 2 階

操作場所
中央制御室
中央制御室

原子炉建屋地上 2 階

中央制御室

原子炉建屋地上 2 階

中央制御室

原子炉建屋地上 2 階

中央制御室

原子炉建屋地上 2 階

中央制御室

原子炉建屋地上 2 階

中央制御室

原子炉建屋地上 2 階

原子炉建屋地上 2 階

原子炉建屋地上 2 階

原子炉建屋地上 2 階

タービン建屋脇
タービン建屋脇

タービン建屋脇
タービン建屋脇

タービン建屋脇

タービン建屋脇

熱交換器ユニット内

熱交換器ユニット内

代替冷却水供給止め弁(A)タービン建屋地上 1 階

タービン建屋地上 1 階

代替冷却水戻り止め弁(A)タービン建屋地上 1 階

タービン建屋地上 1 階

原子炉建屋地下 2 階

中央制御室

原子炉建屋地下 2 階

中央制御室

常用冷却水戻り側分離弁(A)原子炉建屋地下 2 階

中央制御室

可燃性ガス濃度制御系室空調機(A)
出口弁

原子炉建屋地上 1 階

原子炉建屋地上 1 階

残留熱除去系熱交換器(A)
冷却水出口弁
常用冷却水供給側分離弁(A)添 3.11-63（次頁へ続く）機器名称
格納容器雰囲気モニタラック(A)出
口弁
格納容器内雰囲気モニタ系(A)室
空調機冷却水出口弁（6 号炉のみ）
燃料プール冷却浄化系ポンプ室空調機(A)出口弁
燃料プール冷却浄化系熱交換器(A)
出口弁
燃料プール冷却浄化系ポンプ (A)
軸受冷却器冷却水出口弁（6 号炉のみ）
非常用ガス処理系室空調機(A)出口弁
残留熱除去系ポンプ室空調機(A)
出口弁
残留熱除去系ポンプ(A)冷却水
出口弁
残留熱除去系ポンプ(A)メカニカル
シール冷却器冷却水出口弁（6 号炉のみ）
サプレッションプール浄化系
ポンプ室空調機出口弁
サプレッションプール浄化系
ポンプ軸受冷却器冷却水出口弁（6 号炉のみ）
原子炉隔離時冷却系ポンプ室
空調機出口弁
原子炉補機冷却水系ポンプ(A)
吸込弁
原子炉補機冷却水系ポンプ(D)
吸込弁
換気空調補機非常用冷却水系
冷凍機(A)冷却水温度調節弁後弁
換気空調補機非常用冷却水系
冷凍機(C)冷却水温度調節弁後弁
原子炉補機冷却海水ポンプ(A)
電動機軸受出口弁（7 号炉のみ）
原子炉補機冷却海水ポンプ(D)
電動機軸受出口弁（7 号炉のみ）

設置場所

操作場所

原子炉建屋地上中 3 階

原子炉建屋地上中 3 階

原子炉建屋地上中 3 階

原子炉建屋地上中 3 階

原子炉建屋地上 2 階

原子炉建屋地上 2 階

原子炉建屋地上 2 階

原子炉建屋地上 2 階

原子炉建屋地上 2 階

原子炉建屋地上 2 階

原子炉建屋地上 3 階

原子炉建屋地上 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

コントロール建屋
地下 2 階コントロール建屋
地下 2 階コントロール建屋
地下 2 階コントロール建屋
地下 2 階

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階（次頁へ続く）添 3.11-64

機器名称

設置場所

操作場所

代替冷却水供給第二止め弁(B)

原子炉建屋地上 4 階（6号炉）
原子炉建屋地上 2 階（7号炉）
タービン建屋地上 1 階

原子炉建屋地上 4 階（6 号炉）
原子炉建屋地上 2 階（7 号炉）
タービン建屋地上 1 階

代替冷却水戻り第二止め弁(B)

タービン建屋地上 1 階

タービン建屋地上 1 階

原子炉建屋地下 2 階

中央制御室

原子炉建屋地下 2 階
原子炉建屋地下 2 階

中央制御室
中央制御室

原子炉建屋地上 1 階

原子炉建屋地上 1 階

原子炉建屋地上 3 階

原子炉建屋地上 3 階

原子炉建屋地上 2 階

原子炉建屋地上 2 階

原子炉建屋地上 2 階

原子炉建屋地上 2 階

原子炉建屋地上 2 階

原子炉建屋地上 2 階

原子炉建屋地上 3 階

原子炉建屋地上 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

サージタンク(A)換気空調補機
非常用冷却水系側出口弁

残留熱除去系熱交換器(B)冷却水出
口弁
常用冷却水供給側分離弁(B)
常用冷却水戻り側分離弁(B)
可燃性ガス濃度制御系室空調機(B)
出口弁
格納容器内雰囲気モニタ系ラック(B)出口弁
燃料プール冷却浄化系ポンプ室
空調機(B)出口弁
燃料プール冷却浄化系熱交換器(B)
出口弁
燃料プール冷却浄化系ポンプ (B)
軸受冷却器冷却水出口弁（6 号炉のみ）
非常用ガス処理系室空調機(B)
出口弁
残留熱除去系ポンプ室空調機(B)
出口弁
高圧炉心注水系ポンプ(B)冷却器
冷却水出口弁
高圧炉心注水系ポンプ室空調機(B)
出口弁
原子炉補機冷却水系ポンプ(B)吸込弁
原子炉補機冷却水系ポンプ(E)吸込弁
原子炉補機冷却海水ポンプ(B)電動機軸受出口弁（7 号炉のみ）
原子炉補機冷却海水ポンプ(E)電動機軸受出口弁（7 号炉のみ）
換気空調補機非常用冷却水系冷凍
機(B)冷却水温度調節弁後弁
換気空調補機非常用冷却水系冷凍
機(D)冷却水温度調節弁後弁

コントロール建屋地下
コントロール建屋地下 2 階
2階
コントロール建屋地下
コントロール建屋地下 2 階
2階（次頁へ続く）添 3.11-65

機器名称
格納容器内雰囲気モニタ系(B)室
空調機冷却水出口弁（6 号炉のみ）
残留熱除去系ポンプ(B)モータ
軸受冷却器冷却水出口弁（6 号炉のみ）
残留熱除去系ポンプ(B)冷却水出口弁
高圧炉心注水系ポンプ(B)メカニカ
ルシール冷却器冷却水出口弁（6 号炉のみ）
サージタンク(B)換気空調補機
非常用冷却水系側出口弁

ホース

3.11.2.3.3.2

設置場所

操作場所

原子炉建屋地上 3 階

原子炉建屋地上 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地上 4 階（6号炉）
原子炉建屋地上 2 階（7号炉）
屋外

原子炉建屋地上 4 階（6 号炉）
原子炉建屋地上 2 階（7 号炉）
屋外設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 2 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
燃料プール冷却浄化系ポンプ及び燃料プール冷却浄化系熱交換器は，設計基準対象施設と兼用しており，設計基準対象施設としてのポンプ流量及び伝熱容量が，想定される重大事故等時において，使用済燃料プール内に貯蔵する使用済燃料から発生する崩壊熱を除去するために必要なポンプ流量及び伝熱容量に対して十分であるため，設計基準対象施設と同仕様で設計する。
使用済燃料プール内に貯蔵する使用済燃料が有する崩壊熱量は，保管期間が最も短いもので原子炉からの取り出し後70日が経過した燃料が存在する場
合の崩壊熱量である約2.6MWとし，燃料プール冷却浄化系ポンプは1台で運転し，熱交換器1基に代替原子炉補機冷却系の冷却水を通水することで除熱を行う設計とする。
燃料プール冷却浄化系熱交換器の容量は，重大事故等対処設備として使用する場合における熱交換量が使用済燃料プール水温約77℃の場合において約2.6MWであるが，重大事故等対処設備として想定する条件での必要伝熱面積に対して，設計基準対象施設として想定する条件での必要伝熱面積が大きいことから，設計基準対象施設としての海水温度30℃，使用済燃料プール水温
52℃の場合の熱交換量約1.9MWとする。
(54-6)

添 3.11-66

(2) 共用の禁止（設置許可基準規則第 43 条第 2 項二）(ⅰ) 要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

燃料プール冷却浄化系ポンプ及び燃料プール冷却浄化系熱交換器は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。
(3) 設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 2 項三）(ⅰ) 要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
燃料プール冷却浄化系ポンプ及び燃料プール冷却浄化系熱交換器は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系ポンプ及び熱交換器に対して多重性又は多様性，位置的分散を図る設計としている。
燃料プール冷却浄化系ポンプ及び燃料プール冷却浄化系熱交換器の多様性又
は，多重性，位置的分散について，表 3.11-23 に示す。

項目
ポンプ

熱交換器

駆動電源

表 3.11-23 多様性又は多重性，位置的分散
設計基準事故対処設備
重大事故対処設備
残留熱除去系ポンプ
燃料プール冷却浄化系ポンプ(A)(B)(C)(A)(B)
原子炉建屋地下 3 階
原子炉建屋 2 階
残留熱除去系熱交換器
燃料プール冷却浄化系熱交換器(A)(B)(C)(A)(B)
原子炉建屋地下 3 階
原子炉建屋 2 階
非常用交流電源設備
常設代替交流電源設備（非常用ディーゼル発電機）（第一ガスタービン発電機）

燃料プール冷却浄化系で使用する代替原子炉補機冷却系は，原子炉補機冷却系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，原子炉補機冷却系の海水系に対して独立性を有するとともに，熱交換器ユニットから原子炉補機
添 3.11-67

冷却系配管との合流点までの系統について，原子炉補機冷却系に対して独立性を有する設計とする。
(54-2,54-3,54-4)

添 3.11-68

3.11.2.3.3.3

設置許可基準規則第 43 条第 3 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 3 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量に加え，十分に余裕のある容量を有するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
燃料プール冷却浄化系で使用する代替原子炉補機冷系の熱交換器ユニット
及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，使用済燃料プールの冷却機能が喪失した場合にあって，燃料プール冷却浄化系ポンプが起動可能な状況において，燃料プール冷却浄化系熱交換器の冷却水として，燃料プール冷却浄化系熱交換器等で発生した熱を除去するために必要な伝熱容量及びポンプ流量を有する熱交換器ユニット 1 セット 1 式と大容量送水車（熱交換器ユニット用）1 セット 1 台を使用する。
熱交換器ユニットの容量は熱交換容量約 23MW として，大容量送水車（熱交換器ユニット用）の容量は 900m3/h として設計し，有効性評価「崩壊熱除去機
能喪失（取水機能が喪失した場合）」のシナリオにおいて代替原子炉補機冷却系を用いて残留熱除去系によるサプレッション・チェンバ・プール水冷却モード運転を行った場合，有効性評価「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）代替循環冷却系を使用する場合」のシナリオにおいて
代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水及び格納容器スプレイの同時運転を行った場合，又は有効性評価「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」のシナリオにおいて代替循環冷却系による原子炉格納容器下部への注水及び格納容器スプレイの同時運転を行った場合に，同時に代替原子炉補機
冷却系を用いて燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プールの冷却を行った場合の冷却効果を確保可能な設計とする。
また，熱交換器ユニットの保有数は，6 号及び 7 号炉共用で 4 セット 4 式に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 式（6 号及び 7 号炉共用）の合計 5 式を保管する。大容量送水車（熱交換器ユニット用）の保有数は，6 号及び 7 号炉共用で 4 セット 4 台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 台（6 号及び 7 号炉
共用）の合計 5 台を保管する。
(54-6)(2) 確実な接続（設置許可基準規則第 43 条第 3 項二）(ⅰ) 要求事項
常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。）と接続するものにあっては，当該常設設備と容易かつ確実に接続することができ，かつ，二以上の系統又は発電用原子炉施設が相互に使用することができるよう，接続部の規格の統一その他の適切な措置を講じたものであること。
添 3.11-69

(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニットを接続するためのホースは，タービン建屋側の接続口と口径を統一し，かつフランジ構造とすることで，常設設備と確実に接続ができる設計とする。また，6 号及び 7 号炉が相互に使用することができるよう，それぞれの熱交換器ユニット及びホースは，6 号及び7 号炉に接続できる設計とする。
また，代替原子炉補機冷系の大容量送水車（熱交換器ユニット用）を接続するためのホースは，熱交換器ユニットの接続口と口径を統一しかつ簡便な接続方式である結合金具による接続とすることで，確実に接続ができる設計とする。また，6 号及び 7 号炉が相互に使用することができるよう，それぞれの大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，6 号及び 7 号炉の熱交換器ユニットに接続できる設計とする。
(54-7)(3) 複数の接続口（設置許可基準規則第 43 条第 3 項三）(ⅰ) 要求事項
常設設備と接続するものにあっては，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外から水又は電力を供給するものに限る。）の接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設けるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1
す。

多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示

代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニットの接続箇所である接続口は，重大事故等時の環境条件，自然現象，外部人為事象，溢水及び火災の影響により接続できなくなることを防止するため，接続口をそれぞれ互いに異なる位
置的分散された複数の場所に設ける設計とする。具体的には原子炉補機冷却系 A 系に接続する接続口と，原子炉補機冷却系 B 系に接続する接続口をそれぞれ設けることとし，6 号炉についてはタービン建屋北側屋外に 1 箇所，ター
ビン建屋西側屋外に 1 箇所に設置し合計 2 箇所設置することで共通要因によって接続できなくなることを防止する設計とする。
7 号炉については，タービン建屋西側屋外に 1 箇所，タービン建屋南側屋外に 1 箇所設置し，合計 2 箇所設置することで共通要因によって接続できなくなることを防止する設計とする。
(54-7)(4) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項四）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において可搬型重大事故等対処設備
添 3.11-70

を設置場所に据え付け，及び常設設備と接続することができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，炉心損傷後の格納容器ベントを実施していない状況で屋外使用する設備であり，想定される重大事故等が発生した場合における放射線を考慮しても作業への影響はないと想定しているが，仮に線量が高い場合は線源からの離隔距離をとることにより，これら設備の設置及び常設設備との接続が可能な設計とする。また，現場での接続作業に当たって，簡便な結合金
具による接続方式及びフランジ接続方式により，確実に速やかに接続が可能な設計とする。
(54-7)(5) 保管場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項五）(ⅰ) 要求事項
地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置
その他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管すること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1
す。

多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示

代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝
突その他のテロリズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮し，原子炉補機冷却水ポンプ及び格納容器
圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系と位置的分散を図り，発電所敷地内の高台にある荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所の複数箇所に分散して保管する。
(54-8)(6) アクセスルートの確保（許可基準規則第 43 条第 3 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，工場等内の道路及び通路が確保できるよう，適切な措置を講じたものであること。

添 3.11-71

(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，通常時は高台にある荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管
場所に分散して保管しており，想定される重大事故等が発生した場合においても，保管場所から接続場所までの運搬経路について，設備の運搬及び移動に支障をきたすことのないよう，迂回路も考慮して複数のアクセスルートを確保する。（『可搬型重大事故等対処設備保管場所及びアクセスルートについて』参照）(54-9)(7) 設計基準事故対処設備及び常設重大事故防止設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 3 項七）(ⅰ) 要求事項
重大事故防止設備のうち可搬型のものは，共通要因によって，設計基準事故
対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設
重大事故防止設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能，使用済燃料
貯蔵槽の冷却機能若しくは常設重大事故防止設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，設計基準事故対処設備である原子炉補機冷却系と表 3.11-24 で示
すとおり多様性，位置的分散を図る設計とする。
(54-2,54-3,54-4,54-7,54-8)

添 3.11-72

項目
ポンプ
（淡水）

ポンプ
（海水）
熱交換器

最終ヒート
シンク
駆動電源

表 3.11-24 多様性又は独立性，位置的分散
設計基準事故重大事故等対処設備
対処設備
原子炉補機冷却系
代替原子炉補機冷却系
原子炉補機冷却水ポンプ
熱交換器ユニット（代替原子炉補機冷却水ポンプ）
タービン建屋地下 1 階
荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所
原子炉補機冷却海水ポンプ
大容量送水車（熱交換器ユニット用）
タービン建屋地下 1 階
屋外
原子炉補機冷却水系熱交換器 熱交換器ユニット（熱交換器）
タービン建屋地下 1 階
荒浜側高台保管場所及び大湊側高
台保管場所
海水
海水
非常用交流電源設備(非常用ディーゼル発電機)

原子炉建屋地上 1 階

添 3.11-73不要（大容量送水車（熱交換器ユニット））

可搬型代替交流
電源設備(電源車)（熱交換器ユニット(代替原子炉補機冷却水ポ
ンプ)）
荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所

3.11.2.4
使用済燃料プールの監視設備
3.11.2.4.1
設備概要
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域），使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）及び使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）は，想定される重大事故等時により変動する可能性のある範囲にわたり監視することを目的として設置する。また，使用済燃料貯蔵プール監視カメラは，想定される重大事故等時の使用済燃料プールの状態を監視するために設置する。なお，代替電源設備から給電が可能であり，中央制御室で監視可能な設計とする。
使用済燃料プール監視設備に関する重大事故等対処設備一覧を表 3.11-25 に，系
統概要図を図 3.11-10,11 に示す。
表 3.11-25
設備区分
主要設備

附属設備
水源
流路
注水先
電源設備※1

使用済燃料プール監視設備に関する重大事故等対処設備一覧
設備名
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）【常設】
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）【常設】
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）【常設】
使用済燃料貯蔵プール監視カメラ【常設】（使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置【常設】を含む）－－－－
常設代替交流電源設備
第一ガスタービン発電機【常設】軽油タンク【常設】タンクローリ（16kL）【可搬】
第一ガスタービン発電機用燃料タンク【常設】第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】可搬型代替交流電源設備
電源車【可搬】
軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
所内蓄電式直流電源設備
直流 125V 蓄電池 A【常設】直流 125V 蓄電池 A-2【常設】AM 用直流 125V 蓄電池【常設】直流 125V 充電器 A【常設】直流 125V 充電器 A-2【常設】AM 用直流 125V 充電器【常設】可搬型直流電源設備
電源車【可搬】
軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】（次頁に続く）添 3.11-74

設備区分
電源設備※1

設備名
AM 用直流 125V 充電器【常設】上記所内蓄電式直流電源設備への給電のための設備として以下の設備を使用する。
常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
計装設備－※1：単線結線図を補足説明資料 54-2 に示す。
電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

添 3.11-75

凡例
信号系
冷却空気

原子炉建屋

中央制御室

使用済燃料貯蔵プール
監視カメラ
表示

使用済燃料貯蔵プール監視
カメラ用空冷装置

指示計

使用済燃料貯蔵プール
コ
ン
プ
レ
ッ
サ
ー

放射線モニタ
冷
却
器

高
レ
ン
ジ

指示計

低
レ
ン
ジ

指示計

使用済燃料貯蔵プール
水位・温度（SA広域）

使用済燃料貯蔵プール
水位・温度（SA)・電源設備については「3.14 電源設備
(設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

使用済燃料貯蔵ラック

使用済燃料プール

図 3.11-10

6 号炉

使用済燃料プール監視設備の系統概要図
凡例
信号系
冷却空気

原子炉建屋

中央制御室

使用済燃料貯蔵プール
監視カメラ
表示

使用済燃料貯蔵プール監視
カメラ用空冷装置
コ
ン
プ
レ
ッ
サ
ー

指示計
使用済燃料貯蔵プール
高
レ
ン
ジ

冷
却
器

指示計

低 放射線モニタ
レ
ン
ジ

指示計

使用済燃料貯蔵プール
水位・温度（SA)・電源設備については「3.14 電源設備
(設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

使用済燃料貯蔵プール
水位・温度（SA広域）

使用済燃料貯蔵ラック

使用済燃料プール

図 3.11-11

7 号炉

使用済燃料プール監視設備の系統概要図

添 3.11-76

3.11.2.4.2
主要設備の仕様
主要設備の仕様を表 3.11-26 に示す。
表 3.11-26
名称

使用済燃料貯蔵プール
水位・温度(SA 広域)

種

熱電対

類

主要設備の仕様計測範
6 号炉：T.M.S.L. 20180～
31170mm
7 号炉： T.M.S.L.20180～
31123mm
6 号炉：0～150℃
7 号炉：0～150℃
6 号炉： T.M.S.L.23420～
30420mm
7 号炉： T.M.S.L.23373～
30373mm
6 号炉：0～150℃
7 号炉：0～150℃

囲

個

数

取 付 個 所

6 号炉：1（検出点 14 箇所）
7 号炉：1（検出点 14 箇所）

原子炉建屋
地上 4 階

6 号炉：1（検出点 8 箇所）
7 号炉：1（検出点 8 箇所）

原子炉建屋
地上 4 階使用済燃料貯蔵プール
水位・温度(SA)

熱電対

使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ）

電離箱

6 号炉：101～108mSv/h
7 号炉：101～108mSv/h

6 号炉：17 号炉：1

原子炉建屋
地上 4 階使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（低レンジ）

電離箱

6 号炉：10-2～105mSv/h
7 号炉：10-3～104mSv/h

6 号炉：17 号炉：1

原子炉建屋
地上 4 階使用済燃料貯蔵プール
監視カメラ
赤外線
6 号炉：1(使用済燃料貯蔵プール監視カメラ
7 号炉：1
カメラ用空冷装置を含む)※使用済燃料貯蔵ラック上端（6 号炉：T.M.S.L. 24420mm，7 号炉：T.M.S.L. 24373mm）
使用済燃料貯蔵ラック底部（6 号炉：T.M.S.L. 19880mm，7 号炉：T.M.S.L. 19880mm）

原子炉建屋
地上 4 階なお，電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
3.11.2.4.3

設置許可基準規則第 43 条への適合方針

3.11.2.4.3.1
設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域），使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA），使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）及び使用済燃料貯蔵プール監視カメラは，原子炉建屋原子炉区域内に設置している設備であることから，想定される重大事故等時における原子炉建屋原子炉区域内の環境条件を考慮し，その機能を有効に発揮できるよう，表 3.11-27 に示す設計とする。
添 3.11-77

使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置は，6 号炉，7 号炉ともに原子炉
建屋内の原子炉区域外に設置している設備であることから，想定される重大事
故等時における原子炉建屋内の原子炉区域外の環境条件を考慮し，その機能を有効に発揮できるよう，表 3.11-27 に示す設計とする。
表 3.11-27 想定する環境条件及び荷重条件
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・放 原子炉建屋原子炉区域内又は原子炉建屋内の原子炉区域外射線で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による影響 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
海水を通水する系統へ 海水を通水することはない。
の影響
地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方
針」に示す）。
風（台風）・積雪
原子炉建屋原子炉区域内又は原子炉建屋内の原子炉区域外に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。
（54-3）(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域），使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA），使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）及び使用済燃料貯蔵プール監視カメラは，想定される重大事故等が発生した場合において中央制御室にて監視できる設計であり現場・中央制御室における操作は発生しない。
使用済燃料貯蔵プール監視カメラは，想定される重大事故等が発生した場合において中央制御室にて監視できる設計であるため現場及び中央制御室における操作の必要性はない。
使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置は，想定される重大事故等時においても，原子炉建屋内の原子炉区域外で空冷装置の弁及び付属の操作スイッ
チにより，設置場所での操作が可能な設計とする。空冷装置の操作器，表示器
添 3.11-78

及び銘板は，操作者の操作及び監視性を考慮しており，確実に操作できる設計とする。操作対象機器を表 3.11-28 に示す。

機器名称
使用済燃料貯蔵プール
監視カメラ用空冷装置
使用済燃料貯蔵プール
監視カメラ用空冷装置
空気供給弁

表 3.11-28 操作対象機器
状態の変化
操作場所
操作方法
停止→起動
原子炉建屋 地上 4 階
スイッチ(原子炉建屋内の原子炉区域外) 操作
全閉→全開
原子炉建屋 地上 4 階
手動操作(原子炉建屋内の原子炉区域外)（54-3,54-9）(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域及び SA）は，発電用原子炉の運転中又は停止中（計器を除外可能な期間）に模擬入力による機能・性能の確認（特性の確認）及び校正が可能な設計とする。
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）は，発電用原子炉の運転中又は停止中（計器を除外可能な期間）に模擬入力による機能・性能の確認（特性の確認）及び校正が可能な設計とする。なお，放射線モニ
タは，線源校正を実施し基準線量当量率に対する検出器の特性の確認を行う。
使用済燃料貯蔵プール監視カメラは，発電用原子炉の運転中又は停止中（計器を除外可能な期間）に機能・性能の確認が可能な設計とする。
使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置は，発電用原子炉の運転中又は停止中（計器を除外可能な期間）に機能・性能が可能な設計とする。
なお，これらの計器の点検については，使用済燃料プール監視設備が少な
くとも 1 つ以上機能維持した状態で行う。
表 3.11-29 に使用済燃料プール監視設備の試験及び検査を示す。

添 3.11-79

表 3.11-29
計器名称

使用済燃料プール監視設備の試験及び検査
発電用原子炉項目
内容の状態
使用済燃料貯蔵プール水 運転中又は絶縁抵抗測定機能・性能試験
位・温度（SA 広域，SA） 停止中
温度 1 点確認
使用済燃料貯蔵プール放運転中又は射線モニタ（高レンジ・機能・性能試験 線源校正
停止中
低レンジ）
使用済燃料貯蔵プール監 運転中又は機能・性能試験 表示確認視カメラ
停止中
使用済燃料貯蔵プール監 運転中又は機能・性能試験 動作確認
視カメラ用空冷装置
停止中（54-5）(4) 切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域），使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA），使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）及び使用済燃料貯蔵プール監視カメラは，想定される重大事故等時において他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。
なお，使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置の弁及び付属の操作スイッチによる起動操作は，速やかに実施可能な設計とする。使用済燃料貯蔵プー
ル監視カメラ用空冷装置の弁及び付属の操作スイッチによる起動操作に要する時間を，図 3.11-12 に示す。
（54-4，54-9）
経過時間（分）
10

手順の項目

40

50

60

70

80

備考

カ メラ 状態確認

1

使用済燃料貯蔵プール
監視カメラ用空冷装置起動

通信連絡設備準備，電源確認

現場運転員 Ｃ，Ｄ

図 3.11-1230

20分 使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置起動要員（数）中央制御室運転員 Ａ202

移動，空冷装置起動

使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置のタイムチャート＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技
術的能力に係る審査基準」への適合状況についての 1．11 で示すタイムチャート

添 3.11-80

(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域），使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA），使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ），使用済燃料貯蔵プール監視カメラ及び使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装
置は，他の設備と遮断器又はヒューズによる電気的な分離を行うことで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設
置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域），使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA），使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）及び使用済燃料貯蔵プール監視カメラは，想定される重大事故時において中央制御室
にて監視できる設計であり現場における操作は発生しない。
使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置は，原子炉建屋内の原子炉区域
外地上 4 階に設置されており，操作位置の放射線量が高くなるおそれが少ない
ため操作が可能である。
操作対象機器の設置場所を，表 3.11-30 に示す。

表 3.11-30
機器名称
使用済燃料貯蔵
プール監視カメラ
用空冷装置
使用済燃料貯蔵プ
ール監視カメラ用
空冷装置空気供給
弁

操作対象機器設置場所

設置場所
原子炉建屋地上 4 階（6 号炉）(原子炉建屋内の原子炉区域外)
原子炉建屋地上 4 階（7 号炉）(原子炉建屋内の原子炉区域外)
原子炉建屋地上 4 階（6 号炉）(原子炉建屋内の原子炉区域外)
原子炉建屋地上 4 階（7 号炉）(原子炉建屋内の原子炉区域外)

操作場所
原子炉建屋地上 4 階（6 号炉）(原子炉建屋内の原子炉区域外)
原子炉建屋地上 4 階（7 号炉）(原子炉建屋内の原子炉区域外)
原子炉建屋地上 4 階（6 号炉）(原子炉建屋内の原子炉区域外)
原子炉建屋地上 4 階（7 号炉）(原子炉建屋内の原子炉区域外)（54-3）
添 3.11-81

3.11.2.4.3.2
設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 2 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）は，想定される重大事故等時において変動する可能性のある使用済燃料プール上部から底部近傍までの範囲を測定できる設計とする。
使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）は，想定される重大事故等時において変動する可能性のある使用済燃料プール上部から使用済燃料上端近傍までの範囲を測定できる設計とする。
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）は，想定される重大事故等時において変動する可能性のある範囲を測定できる設計とする。
使用済燃料貯蔵プール監視カメラ（使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置を含む）は，想定される重大事故等時において赤外線機能により使用済燃料プール及びその周辺の状況が把握できる設計とする。
（54-6）(2) 共用の禁止（設置許可基準規則第 43 条第 2 項二）(ⅰ) 要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域），使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA），使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ），使用済燃料貯蔵プール監視カメラ及び使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装
置は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。
(3) 設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 2 項三）(ⅰ) 要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。

添 3.11-82

(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域），使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）及び使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）は，
設計基準対処設備である使用済燃料貯蔵プール水位，燃料プール冷却浄化系ポンプ入口温度，使用済燃料貯蔵プール温度，燃料貯蔵プールエリア放射線モニ
タ，燃料取替エリア排気放射線モニタ及び原子炉区域換気空調系排気放射線モニタと共通要因によって同時に機能が損なわれないよう，可能な限り位置的分散を図る設計とすることで，共通要因によって同時に機能を損なわれない設計とする（なお，使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）と使用済燃料貯蔵
プール水位・温度（SA）についても，可能な限り位置的分散を図る設計とする）。
使用済燃料貯蔵プール監視カメラは，同一目的の使用済燃料プール監視設備
である使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域），使用済燃料貯蔵プール水
位・温度（SA）及び使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）と多様性を考慮した設計とする。
なお，使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域），使用済燃料貯蔵プール
水位・温度（SA），使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
及び使用済燃料貯蔵プール監視カメラの電源については，非常用交流電源設備（非常用ディーゼル発電機）に対して多様性を有する代替電源設備から給電が可能な設計とする。
（54-2,54-3,54-11）

添 3.11-83

3.12 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備【55 条】【設置許可基準規則】（工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備）
第五十五条 発電用原子炉施設には、炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷に至った場合において工場等外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な設備を設けなければならない。
（解釈）
１ 第５５条に規定する「工場等外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な設備」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
ａ）原子炉建屋に放水できる設備を配備すること。
ｂ）放水設備は、原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災に対応できること。
ｃ）放水設備は、移動等により、複数の方向から原子炉建屋に向けて放水することが可能なこと。
ｄ）放水設備は、複数の発電用原子炉施設の同時使用を想定し、工場等内発電用原子炉施設基数の半数以上を配備すること。
ｅ）海洋への放射性物質の拡散を抑制する設備を整備すること。

添 3.12-1

3.12 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備
3.12.1 設置許可基準規則第 55 条への適合方針
炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール内の燃料
体等の著しい損傷に至った場合において，発電所外への放射性物質の拡散を抑制するため，以下の設備を保管する。
また，原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災に対応でき
る以下の設備を保管する。
(1)

原子炉建屋放水設備（大気への放射性物質の拡散抑制）（設置許可基準規則
解釈の第 1 項 a),c),d)）
炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷に至った場合において，大気への放射性物質の拡散を抑制するため原子炉建屋へ放水できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）（6 号及び 7 号炉共用）・放水砲（6 号及び 7 号炉共用）
なお，原子炉建屋放水設備（大気への放射性物質の拡散抑制）は，車両設計等による可搬設備にすることで，設置場所を任意に設定し，複数の方向から原子炉建屋に向けて放水できる設計とする。また，原子炉建屋放水設備（大気への放射性物質の拡散抑制）は，6 号及び 7 号炉共用で 1 セット以上確保する。

(2)

海洋拡散抑制設備（海洋への放射性物質の拡散抑制）（設置許可基準規則解
釈の第 1 項 e)）
大気への放射性物質の拡散を抑制するため放水砲による放水を実施した場
合において，放水によって取り込まれた放射性物質の海洋への拡散を抑制できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・放射性物質吸着材（6 号及び 7 号炉共用）・汚濁防止膜（6 号及び 7 号炉共用）
・小型船舶（汚濁防止膜設置用）（6 号及び 7 号炉共用）(3)

原子炉建屋放水設備（航空機燃料火災への泡消火）（設置許可基準規則解釈の第 1 項 b),c),d)）
原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災に対応できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）（6 号及び 7 号炉共用）・放水砲（6 号及び 7 号炉共用）
・泡原液混合装置（6 号及び 7 号炉共用）
・泡原液搬送車（6 号及び 7 号炉共用）
なお，原子炉建屋放水設備（航空機燃料火災への泡消火）は，車両設計等に
添 3.12-2

よる可搬設備にすることで，設置場所を任意に設定し，複数の方向から原子炉建屋に向けて放水できる設計とする。また，原子炉建屋放水設備（航空機燃料
火災への泡消火）は，6 号及び 7 号炉共用で 1 セット以上確保する。
なお，大気への放射性物質の拡散を抑制するための自主対策設備として，以下を整備する。
(4)

原子炉建屋放水設備を使用する際の監視設備
大気への放射性物質の拡散を抑制するため，原子炉建屋放水設備により原子炉建屋に向けて放水する際に，原子炉建屋から漏えいする放射性物質又は放射性物質とともに放出される水蒸気等の熱源を監視するため，以下の設備を保管する。
・ガンマカメラ・サーモカメラ
また，航空機燃料火災へ対応するための自主対策設備として，以下を整備する。

(5)

航空機燃料火災に対する初期消火設備（初期対応における延焼防止処置）
原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災が発生した場合，初期対応における延焼防止処置をするため，以下の設備を保管する。
・化学消防自動車
・水槽付消防ポンプ自動車
・大型化学高所放水車
・泡消火薬剤備蓄車

添 3.12-3

3.12.2 重大事故等対処設備
3.12.2.1 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備（大気への放射性物
質の拡散抑制，海洋への放射性物質の拡散抑制，航空機燃料火災への泡消火）
3.12.2.1.1

設備概要

3.12.2.1.1.1 原子炉建屋放水設備（大気への放射性物質の拡散抑制）
原子炉建屋放水設備は，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は使用済
燃料プール内の燃料体等の著しい損傷に至った場合において，発電所外への放射性物質の拡散を抑制（大気への放射性物質の拡散抑制）することを目的として使用する。
ホースにより海を水源とする大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）と放水砲を接続することにより，原子炉建屋に向けて放水する。また，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）及び放水砲は，設置場所を任意に設定し，複数の方向から放水できる設計とする。本系統は，現場においてホース等を敷設した後，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）の付属の操作スイッチにより，設置場所で操作を行うものである。なお，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）の燃料は，燃料供給設備である軽油タンク及びタンクローリ（4kL）により補給できる設計とする。
燃料供給設備については，「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
3.12.2.1.1.2 海洋拡散抑制設備（海洋への放射性物質の拡散抑制）
海洋拡散抑制設備は，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷に至った場合において，発電所外への放射性物質の拡散を抑制（海洋への放射性物質の拡散抑制）することを目的として使用する。
放射性物質吸着材は，6 号及び 7 号炉に放水した汚染水が通過する際に放射性物質を吸着できるよう，6 号及び 7 号炉の雨水排水路集水桝 2 箇所に優先的に設置し，最終的に，5 号炉雨水排水路集水桝 1 箇所及びフラップゲート入口 3 箇所の合計 6箇所に設置する。
その後，汚濁防止膜は，汚染水が発電所から海洋に流出する 4 箇所（北放水口 1箇所及び取水口 3 箇所）に小型船舶（汚濁防止膜設置用）を用いて設置する。
3.12.2.1.1.3 原子炉建屋放水設備（航空機燃料火災への泡消火）
原子炉建屋放水設備は，原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災に対して泡消火をする目的として使用する。
ホースにより海を水源とする大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）と放水砲を接続し，泡消火薬剤と混合しながら原子炉建屋周辺へ放水する。本系統は，現場においてホース等を敷設した後，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）の付属の操作スイッチにより，設置場所で操作を行うものである。
なお，泡消火薬剤は，海水と混合して用いることから，海水を混合した場合において，機能を発揮する泡消火薬剤を用いる。大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）の燃料は，燃料供給設備である軽油タンク及びタンクローリ（4kL）により補給できる設計とする。
上記設備の系統概要を図 3.12-1～4 に，重大事故等対処設備一覧を表 3.12-1 に示す。
添 3.12-4

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」
で示す。

図 3.12-1

図 3.12-2

大気への放射性物質の拡散抑制

系統概要図

海洋への放射性物質の拡散抑制（放射性物質吸着材）

添 3.12-5

系統概要図

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

図 3.12-3

海洋への放射性物質の拡散抑制（汚濁防止膜）

系統概要図

電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」
で示す。

図 3.12-4

航空機燃料火災への泡消火
添 3.12-6

系統概要図

表 3.12-1

発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備に関する重大事故等対処設備一覧

設備区分
主要設備

設備名
大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）【可搬】
放水砲【可搬】
放射性物質吸着材【可搬】
汚濁防止膜【可搬】
泡原液混合装置【可搬】
泡原液搬送車【可搬】
小型船舶（汚濁防止膜設置用）【可搬】

附属設備

－

水源
（水源に関
する流路，電 海
源設備を含
む）
流路
ホース【可搬】
注水先－
電 源 設 備 ※ 1 燃料補給設備（燃料補給
軽油タンク【常設】設備を含む） タンクローリ（4kL）【可搬】
計装設備－※1：電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

添 3.12-7

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

3.12.2.1.2
主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
(1) 大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）（6 号及び 7 号炉共用）
種類
：うず巻形
容量
：900m3/h
吐出圧力：1.25MPa[gage]
最高使用圧力 ：1.3MPa[gage]
最高使用温度 ：60℃
個数
：1（予備 1※）
使用箇所
：屋外
保管場所
：荒浜側高台保管場所又は大湊側高台保管場所
原動機の出力 ：※予備については大容量送水車（熱交換器ユニット用）及び大容量送水車（海水取水用）の予備と兼用とする。

(2) 放水砲（6 号及び 7 号炉共用）
種類：ノンアスピレート
最高使用圧力 ：0.9MPa[gage]
最高使用温度 ：60℃
個数
：1（予備 1）
使用箇所
：屋外
保管場所
：荒浜側高台保管場所又は大湊側高台保管場所(3)放射性物質吸着材（6 号及び 7 号炉共用）
a. 6 号及び 7 号炉雨水排水路集水桝用
材料：プルシアンブルー類縁体
放射性物質吸着材容量：約 1,000kg/箇所
個数
：一式
使用箇所
：6 号及び 7 号炉雨水排水路集水桝
保管場所：荒浜側高台保管場所又は大湊側高台保管場所
b. 5 号炉雨水排水路集水桝用及びフラップゲート入口用材料：プルシアンブルー類縁体
放射性物質吸着材容量：約 500kg/箇所
個数
：一式
使用箇所
：5 号炉雨水排水路集水桝及びフラップゲート入口
保管場所：荒浜側高台保管場所又は大湊側高台保管場所(4) 汚濁防止膜（6 号及び 7 号炉共用）
a. 取水口側（3 箇所）
種類：フロート式（カーテン付）
個数：8※1 (予備 2)/箇所
高さ：8m
添 3.12-8

幅
使用箇所
保管場所

：80m（一重）／80m（二重）：5 号，6 号及び 7 号炉取水口：荒浜側高台保管場所又は大湊側高台保管場所※1：4 本の二重構造

b. 北放水口側
種類
個数
高さ
幅
使用箇所
保管場所

：フロート式（カーテン付）：14※2 (予備 2)：6m：140m（一重）／140m（二重）：北放水口：荒浜側高台保管場所又は大湊側高台保管場所※2：7 本の二重構造(5) 泡原液混合装置（6 号及び 7 号炉共用）
種類：可搬型ノズル
最高使用圧力 ：1.3MPa[gage]
最高使用温度 ：60℃
個数
：1（予備 1）
使用箇所
：屋外
保管場所
：荒浜側高台保管場所又は大湊側高台保管場所(6) 泡原液搬送車（6 号及び 7 号炉共用）
種類
：架装式
容量
：4,000L
最高使用圧力 ：0.02MPa[gage]
最高使用温度 ：60℃
個数
：1（予備 1）
使用箇所
：屋外
保管場所
：荒浜側高台保管場所又は大湊側高台保管場所(7) 小型船舶（汚濁防止膜設置用）（6 号及び 7 号炉共用）
個数：1（予備 1）
使用箇所
：屋外
保管場所
：荒浜側高台保管場所又は大湊側高台保管場所
3.12.2.1.3 設置許可基準規則第 43 条への適合方針
3.12.2.1.3.1
設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。

添 3.12-9

(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲，泡原液混合装置，泡原液搬送車，放射性物質吸着材,汚濁防止膜及び小型船舶（汚濁防止膜設置用）は，
屋外の荒浜側高台保管場所又は大湊側高台保管場所に保管し，屋外に設置することから，想定される重大事故等時における，屋外の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，表 3.12-2 のとおりの設計とする。また，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）の操作は，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）に付属する操作スイッチにより，想定される重大事故等時において設置場所での操作可能な設計とする。
表 3.12-2想定する環境条件及び荷重条件
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・放 屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐え射線られる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による影 降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対策
響及び凍結対策を行える設計とする。
海水を通水する系統 大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲，泡原液混への影響
合装置，放射性物質吸着材，汚濁防止膜及び小型船舶（汚濁防止膜設置用）は，使用時に海水を通水，又は，海に設置するため，海水影響を考慮した設計とする。
大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）は，海水を直接取水する際の異物の流入防止を考慮した設計とする。
地震
大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲及び泡原液搬送車は，適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認し，治具や輪留め等により転倒防止対策を行う。一方，泡原液混合装置，放射性物質吸着材，汚濁防止膜及び小型船舶（汚濁防止膜設置用）は，その形状から地震の影響は受けづらいと考えられるため対応不要。
風（台風）・積雪
大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲及び泡原液搬送車は，屋外で想定される風荷重を考慮して，機器が損傷しないことを評価により確認する。一方，泡原液混合装置，
放射性物質吸着材，汚濁防止膜及び小型船舶（汚濁防止膜設置用）は，屋外で想定される風荷重に対し，倉庫内での保管又は固縛等で固定可能な設計とする。大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲及び泡原液搬送車は，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないことを評価により確認する。一方，泡原液混合装置，放射性物質吸着材，汚濁防止膜及び小型船舶（汚濁防止膜設置用）は，積雪の影響を受けづらい構造であると考えられるため対応不要。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

添 3.12-10

(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲，泡原液混合装置及び泡原
液搬送車は，設置場所を任意に設定し，複数の方向から放水可能となるよう車両設計，又は車両により屋外のアクセスルートを通行して運搬もしくは移動ができ，設置場所にて輪留めによる固定等ができる設計とする。なお，想定される重大事故等時における環境条件を考慮し，操作できる設計とする。
大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲，泡原液混合装置及び泡原液搬送車の接続は，特殊な技量を必要とせず，差込式結合金具を車載するスパ
ナで締付け等簡便な接続方式でホースと接続できる設計とする。なお，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）操作盤の操作スイッチを操作するにあたり，運転員のアクセス性，操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，それぞれの操作対象についてはスイッチにその名称を記載することで識別可能とし，運転員の操作及び監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。
放射性物質吸着材及び汚濁防止膜は，車両により屋外のアクセスルートを通行し，運搬又は移動ができるとともに，容易に設置できる設計とする。汚濁防止膜は，設置する際に，小型船舶（汚濁防止膜設置用）を使用する。小型船舶（汚濁防止膜設置用）は，車両により屋外のアクセスルートを通行し，運搬できる設計とし，容易に操縦できる設計とする。
なお，海洋への放射性物質の拡散抑制を行う場合，防潮堤の内側に放射性物質吸着材を設置（6 号及び 7 号炉に放水した汚染水が流れ込む 6 号及び 7 号炉
近傍の構内雨水排水路の集水桝 2 箇所を優先的に設置し，最終的に合計 6 箇所）する。その後，汚濁防止膜の設置が可能な状況（大津波警報，津波警報が出ていない又は解除された）において，汚濁防止膜を設置する。

添 3.12-11

表 3.12-3
機器名称
状態の変化
大容量送水車（原子炉 現場設置
建屋放水設備用）
起動・停止
放水砲
現場設置
放水方向の変更
泡原液混合装置
ホース接続
泡原液搬送車
現場設置
ホース
ホース接続
放射性物質吸着材
現場設置
汚濁防止膜

現場設置

図 3.12-5

図 3.12-6

操作対象機器
操作場所
操作方法
設置場所（取水箇所 設置場所まで移動
付近）
スイッチ操作
屋外設置位置設置場所まで移動
手動操作
屋外設置位置人力接続
屋外設置位置設置場所まで移動
屋外設置位置人力接続
集水桝（排水路） 人力及びユニック
フラップゲート
車にて設置
取水口又は放水口 人力及び小型船舶（汚濁防止膜設置用）にて設置

大気への放射性物質の拡散抑制のタイムチャート※

海洋への放射性物質の拡散抑制（放射性物質吸着材）のタイムチャート※

添 3.12-12海洋への放射性物質の拡散抑制（汚濁防止膜）のタイムチャート※

図 3.12-7

図 3.12-8

航空機衝突による航空機燃料火災時の手順のタイムチャート※※：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての 1.12.2.1，2 で示すタイムチャート(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
添 3.12-13

健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲及び泡原液混合装置は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，淡水貯水池を水源としたテストラインにより，独立して機能・性能の確認及び漏えいの有無の確認が可能な系統設計とし，外観の確認が可能な設計とする。運転性能の確認として，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）の吐出圧力及び流量の確認を行うことが可能な設計とする。
また，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）及び泡原液搬送車は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，車両としての運転状態の確認が可能な設計とする。
さらに，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，分解又は取替えが可能な設計とする。
放射性物質吸着材，汚濁防止膜及び小型船舶（汚濁防止膜設置用）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に，外観の確認が可能な設計とする。
表 3.12-4 大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）の試験及び検査
発電用原子炉の項目
内容
状態
機能・性能試験 運転性能，漏えいの有無の確認
分解検査
運転中
又は
停止中

外観検査
車両検査

ポンプ部品の表面状態を，試験及び目視により確認又は取替え設備の外観の確認
大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）の車両としての運転状態の確認

表 3.12-5 放水砲及び泡原液混合装置の試験及び検査
発電用原子炉の
項目
内容
状態
運転中
機能・性能試験 運転性能，漏えいの有無の確認
又は外観検査
各設備の外観の確認
停止中

添 3.12-14

表 3.12-6 泡原液搬送車の試験及び検査
発電用原子炉の項目
内容
状態
機能・性能試験 内容量の確認
運転中
又は
停止中

外観検査

設備の外観の確認

車両検査

泡原液搬送車の車両としての運転状態の確認

表 3.12-7放射性物質吸着材，汚濁防止膜及び小型船舶（汚濁防止膜設置用）の試験及び検査発電用原子炉の
項目
内容
状態
運転中
外観検査
各設備の外観の確認
又は停止中
ホースの外観検査として，機能・性能に影響を及ぼすおそれのある亀裂，腐食などがないことの確認を行うことが可能な設計とする。

(4) 切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備（大気への放射性物質の拡散抑制，海洋への放射性物質の拡散抑制，航空機燃料火災への泡消火）は，想定される重大事故等時において他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。
(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備（大気への放射性物質の拡散抑制，海洋への放射性物質の拡散抑制，航空機燃料火災への泡消火）は，他の設備から独立して保管及び使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさな
添 3.12-15

い設計とする。なお，放射性物質吸着材は，透過性を考慮した設計とすること
で，雨水排水路集水桝等からの溢水により他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，ゴミのつまり等により閉塞した場合においても，放射性物質吸着材の吊り上げ等によって流路を確保することができる設計とする。なお，重大事故等時において必要となる電源車，可搬型代替注水ポンプ等，屋外で使用する重大事故等対処設備は，屋外仕様であり，大気中に放出される水滴に対して影響はないが，放水砲は，当該設備に直接放水しない位置に設置可能な設計とする。
(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設
置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備（大気への放射性物質の拡散抑制，海洋への放射性物質の拡散抑制，航空機燃料火災への泡消火）において操作が必要な機器の設置場所，操作場所を表 3.12-8 に示す。大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲，泡原液混合装置及び泡原液搬送車は，
移動又は運搬することで，線源からの離隔により，放射線量が高くなるおそれの少ない場所に設置及び操作可能な設計とする。放射性物質吸着材，汚濁防止
膜及び小型船舶（汚濁防止膜設置用）を設置する際は，放射線量を確認して，適切な放射線対策に基づき作業安全を確保した上で作業を実施する。
なお，屋外にホースを設置する場合は，放射線量を確認して，適切な放射線対策に基づき作業安全を確保した上で作業を実施する。
表 3.12-8

操作対象機器設置場所

機器名称
大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）放水砲
泡原液混合装置
泡原液搬送車ホース
放射性物質吸着材

設置場所
屋外設置位置（取水箇所付近）
屋外設置位置屋外設置位置屋外設置位置屋外設置位置集水桝（排水路）
フラップゲート
汚濁防止膜
取水口又は放水口
小型船舶（汚濁防止膜設 取水口又は放水口
置用）

添 3.12-16

操作場所
屋外設置位置（取水箇所付近）
屋外設置位置屋外設置位置屋外設置位置屋外設置位置集水桝（排水路）
フラップゲート
取水口又は放水口
取水口又は放水口

3.12.2.1.3.2
設置許可基準規則第 43 条第 3 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 3 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量に加え，十分に余裕のある容量を有するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）及び放水砲は，放射性物質の大気への拡散を抑制するため，又は，航空機燃料火災に対応するため，放水砲による直状放射により原子炉建屋の最高点である屋上に放水又は噴霧放射により広範囲において放水できる設計とする。また，1 台で複数炉に放水するため，移動等が可能な設計とし，6 号及び 7 号炉共用で基数の半数の 1 台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 台の合計 2 台を保管する。
放射性物質吸着材は，海洋への放射性物質の拡散を抑制するため，6号及び7号炉の雨水排水路集水桝並びに6号及び7号炉の雨水排水路から汚染水が溢れた場合の代替排水路となる5号炉の雨水排水路及びフラップゲート入口3箇所に設置する。なお，保有量については，各設置場所の大きさ及び放水による汚染水が排水可能となる放射性物質吸着材が設置可能な容量とする。
汚濁防止膜は，海洋への放射性物質の拡散を抑制するため，設置場所に応じた高さ及び幅を有する設計とする。保有数は各設置場所の幅に応じて，必要な本数を2組（6号及び7号炉共用）に加えて，破れ等の破損時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として各設置場所に対して予備2本を保管する。
泡原液混合装置は，航空機燃料火災に対応するため，放水砲による放水時，泡消火薬剤を注入できるものを6号及び7号炉共用で基数の半数の1台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として1台の合計2台を保管する。
泡原液搬送車は，航空機燃料火災に対応するため，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲及び泡原液混合装置に接続することで泡消火できるものを6号及び7号炉共用で基数の半数の1台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として1台の合計2台を保管する。
小型船舶（汚濁防止膜設置用）は，汚濁防止膜を設置するために必要な容量として，6号及び7号炉共用で1台に加えて，故障時及び保守点検による待機
除外時のバックアップ用として1台の合計2台を保管する。
(2) 確実な接続（設置許可基準規則第 43 条第 3 項二）(ⅰ) 要求事項
添 3.12-17常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。）と接続するものにあっては，当該常設設備と容易かつ確実に接続することができ，かつ，二つ以上の系統又は発電用原子炉施設が相互に使用することができるよう，接続部の規格の統一その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備（大気への放射性物質の拡散抑制，海洋への放射性物質の拡散抑制，航空機燃料火災への泡消火）は，常設設備と接続しない設計とする。
(3) 複数の接続口（設置許可基準規則第 43 条第 3 項三）(ⅰ) 要求事項
常設設備と接続するものにあっては，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外か
ら水又は電力を供給するものに限る。）の接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設けるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備（大気への放射性物質の拡散抑制，海洋への放射性物質の拡散抑制，航空機燃料火災への泡消火）は，常設設備と接続しない設計とする。
(4) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項四）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において可搬型重大事故等対処設備を設置場所に据え付け，及び常設設備と接続することができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備（大気への放射性物質の拡散抑制，海洋への放射性物質の拡散抑制，航空機燃料火災への泡消火）は，想定される重大事故等が発生した場合においても，設置が可能な設計とする。
なお，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲，泡原液混合装置，泡原液搬送車，放射性物質吸着材及び汚濁防止膜の設置は，原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷に至る前に着手することとしていること，また，汚濁防止膜及び小型船舶（汚濁防止膜設置用）は，原
子炉建屋等から離隔がとれている放水口等に設置することとしていることか
ら，想定される重大事故等が発生した場合における放射線を考慮しても作業への影響は軽微であると想定しているが，仮に線量が高い場合は，移動又は運搬
添 3.12-18

することで線源から離隔をとること，放射線量を測定し線量が低い位置に配置すること，若しくは放射線量に応じて適切な放射線対策に基づき作業安全を確保した上で作業を実施することによって，設置及び接続可能な設計とする。また，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），放水砲，泡原液混合装置及び泡原液搬送車は，特殊な技量を必要とせず，差込式結合金具を車載するスパナで締付け等簡便な接続方式で，確実に速やかにホースと接続が可能である。
(5) 保管場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項五）(ⅰ) 要求事項
地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロ
リズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管すること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備（大気への放射性物質の拡散抑制，海洋への放射性物質の拡散抑制，航空機燃料火災への泡消火）は，
原子炉建屋，タービン建屋及び廃棄物処理建屋から離れた荒浜側高台保管場所
又は大湊側高台保管場所に保管できる設計とする。
(6) アクセスルートの確保（設置許可基準規則第 43 条第 3 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，工場等内の道路及び通路が確保できるよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備（大気への放射性物
質の拡散抑制，海洋への放射性物質の拡散抑制，航空機燃料火災への泡消火）は，荒浜側高台保管場所又は大湊側高台保管場所に保管しており，想定される重大事故等が発生した場合においても，設備の運搬，移動に支障をきたすことのないよう，迂回路も考慮して複数のアクセスルートを確保する。
（『可搬型重大事故等対処設備保管場所及びアクセスルートについて』参照）(7) 設計基準事故対処設備及び常設重大事故防止設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 3 項七）(ⅰ) 要求事項
重大事故防止設備のうち可搬型のものは，共通要因によって，設計基準事故
対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設
重大事故防止設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じた
添 3.12-19

ものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備（大気への放射性物
質の拡散抑制，海洋への放射性物質の拡散抑制，航空機燃料火災への泡消火）は，可搬型重大事故緩和設備であるが，原子炉建屋，タービン建屋及び廃棄物処理建屋から離れた荒浜側高台保管場所又は大湊側高台保管場所に保管できる設計とする。
3.12.3 その他設備
3.12.3.1 原子炉建屋放水設備を使用する際の監視設備
3.12.3.1.1 設備概要
3.12.1(4)に示した設備は，大気への放射性物質の拡散を抑制するため，原子炉建屋放水設備により原子炉建屋に向けて放水する際に，原子炉建屋から漏えいする
放射性物質又は放射性物質とともに放出される水蒸気等の熱源を監視する。なお，
本設備は事業者の自主的な取り組みで設置するものである。
3.12.3.2

航空機燃料火災に対する初期消火設備（初期対応における延焼防止処置）

3.12.3.2.1 設備概要
3.12.1(5)に示した設備は，原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災が発生した場合に，初期対応における延焼防止処置を実施する。なお，本設備は事業者の自主的な取り組みで設置するものである。
本系統は，使用可能な淡水源がある場合は，防火水槽や消火栓（淡水タンク）を水源とし，使用可能な淡水源がない場合は，海を水源とする。
大型化学高所放水車を使用する場合は，泡消火薬剤備蓄車を接続するとともに，化学消防自動車又は，水槽付消防ポンプ自動車にて水源から取水し，大型化学高所
放水車に送水する。
化学消防自動車を使用する場合は，単独，又は，泡消火薬剤備蓄車を接続し，化
学消防自動車にて水源から取水し，泡消火を実施する。

添 3.12-20

3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備【56 条】【設置許可基準規則】（重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
第五十六条 設計基準事故の収束に必要な水源とは別に，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を有する水源を確保することに加えて，発電用原子炉施設には，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備に対して重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を供給するために必要な設備を設けなければならない。
（解釈）
１ 第５６条に規定する「設計基準事故の収束に必要な水源とは別に，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を有する水源を確保することに加えて，発電用原子炉施設には，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備に対して重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を供給するために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
ａ）想定される重大事故等の収束までの間，十分な量の水を供給できること。
ｂ）複数の代替淡水源（貯水槽，ダム又は貯水池等）が確保されていること。
ｃ）海を水源として利用できること。
ｄ）各水源からの移送ルートが確保されていること。
ｅ）代替水源からの移送ホース及びポンプを準備しておくこと。
ｆ）原子炉格納容器を水源とする再循環設備は，代替再循環設備等により，多重性又
は多様性を確保すること。（PWR）

添 3.13-1

3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
3.13.1
設置許可基準規則第 56 条への適合方針
設計基準事故の収束に必要な水源とは別に，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を有する水源を確保することに加えて，発電用原子炉施設には，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備に対して重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を供給するために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。
(1) 重大事故等の収束に必要となる水源の確保（設置許可基準規則解釈の第 1 項 a），
b)，c））
設計基準事故対処設備以外の水源の設備として，復水貯蔵槽，サプレッショ
ン・チェンバ及びほう酸水注入系貯蔵タンクを設置することで，重大事故等の収束に必要となる水を供給できる設計とする。また，これら重大事故等の収束に必要となる水源とは別に，複数の代替淡水源として淡水貯水池及び防火水槽を設置する。
更に，取水路から大容量送水車(海水取水用)を用いて海水を取水することで，海を水源として利用できる設計とする。
(2) 水の移送設備の整備（設置許可基準規則解釈の第 1 項 a),c),d),e)）
重大事故等の収束に必要となる水源である復水貯蔵槽，サプレッション・チェ
ンバ及び複数の代替淡水源（淡水貯水池及び防火水槽）並びに海について，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），大容量送水車（海水取水用）及びホース等を用いることにより移送手段及び移送ルートを確保し，いずれの水源からでも水を供給することができる設計とする。復水貯蔵槽への水の供給については，廃棄物処理
建屋外壁の接続口から供給できる設計とする。

なお，重大事故等の収束に必要となる水を供給するための自主対策設備として，以下を整備する。
(3) 淡水タンク（純水タンク，ろ過水タンク）を利用した水の供給設備の整備
復水貯蔵槽を水源とした各種注水時において，純水タンクが健全であり外部電源や仮設発電機により交流電源が確保できた場合には，純水タンクから純水移送ポンプを使用して復水貯蔵槽へ水を供給できる設計とする。
防火水槽を水源とした各種注水時において，淡水タンクが健全な場合には，淡水タンクから防火水槽へホース等を使用して水を供給できる設計とする。
また，これら淡水タンクを水源として水を供給する場合には，淡水貯水池から淡水タンクへ水を供給できる設計とする。

(4) 複数の海水取水手段の整備
水源として海を利用する場合，取水場所を海水取水路からだけではなく護岸から，また，取水設備を大容量送水車（海水取水用）だけではなく可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），又は代替原子炉補機冷却海水ポンプを用いることで，多様性
添 3.13-2

を持った設計とする。
(5) ホース及び水頭差を利用した淡水移送手段の整備
水源として淡水貯水池を使用する場合，予め敷設しているホースが健全である
ことが確認できた場合には，ホース及び水頭差を利用し，淡水貯水池の淡水を 6号及び 7 号炉近傍まで移送できる設計とする。

添 3.13-3

3.13.2 重大事故等対処設備
3.13.2.1 重大事故等の収束に必要となる水源
3.13.2.1.1 設備概要
設計基準事故の収束に必要な水源とは別に，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を有する水源を確保する。
重大事故等の収束に必要となる水源として，復水貯蔵槽，サプレッション・チェ
ンバ及びほう酸水注入系貯蔵タンクを設置する。また，これら重大事故等の収束に必要となる水源とは別に，代替淡水源として淡水貯水池及び防火水槽を設置する。
復水貯蔵槽は，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水に使用する設計基準
事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である高圧代替注水系，低圧代替注水
系（常設），代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び格納容器下部注水系（常設）
並びに重大事故等対処設備（設計基準拡張）である原子炉隔離時冷却系及び高圧炉
心注水系の水源として使用する。
サプレッション・チェンバは，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である代替循環冷却系
並びに重大事故等対処設備（設計基準拡張）である原子炉隔離時冷却系，高圧炉心注水系，残留熱除去系（低圧注水モード），残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）及び残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）の水源として使用する。
ほう酸水注入系貯蔵タンクは，原子炉圧力容器への注水に使用する設計基準事故
対処設備が機能喪失した場合の代替手段であるほう酸水注入系の水源として使用する。
代替淡水源である淡水貯水池及び防火水槽は，復水貯蔵槽へ水を供給するための水源であるとともに，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水に使用する設計
基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である低圧代替注水系（可搬型），
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）及び格納容器下部注水系（可搬型）の水源として，また，使用済燃料プールの冷却又は注水に使用する設計基準事故対処設備
が機能喪失した場合の代替手段である燃料プール代替注水系の水源として使用する。
更に，上記以外の水源として海がある。
海は，淡水が枯渇した場合に，復水貯蔵槽へ水を供給するための水源であるとともに，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水に使用する設計基準事故対処設
備が機能喪失した場合の代替手段である低圧代替注水系（可搬型），代替格納容器ス
プレイ冷却系（可搬型），格納容器下部注水系（可搬型）の水源として，また，使用済燃料プールの冷却又は注水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である燃料プール代替注水系の水源として利用する。また，代替原子炉
補機冷却系の大容量送水車（熱交換器ユニット用）及び原子炉建屋放水設備である
大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）の水源としても利用する。
上記に示す各系統の詳細は，3.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備（設置許可基準規則第 44 条に対する設計方針を示す章），3.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備（設置許可基準規則第 45 条に対する設計方針を示す章），3.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備（設置許可基準規則第 47 条に対する設計方針を
添 3.13-4示す章），3.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備（設置許可基準規則第48 条に対する設計方針を示す章），3.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備（設置許可基準規則第 49 条に対する設計方針を示す章），3.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備（設置許可基準規則第 50 条に対する設計方針を示す章），
3.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備（設置許可基準規則第 51条に対する設計方針を示す章），3.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備（設置許可基準規則第 54 条に対する設計方針を示す章）」及び 3.12 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備（設置許可基準規則第 55 条に対する設計方針を示す章）」に記載する。
これら重大事故等の収束に必要となる水源に関する重大事故等対処設備等を表
3.13-1 に示す。また，重大事故等の収束に必要となる水源に係る系統概要図を図3.13-1～16 に示す。

添 3.13-5

・電源設備については「3.14電源設備（設置許可基準
規則第57条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・計装設備については「3.15計測設備（設置許可基準
規則第58条に対する設計方針を示す章）」で示す。

ＮO
スパージャ

高圧炉心注水系

純水補給水系
原子炉
圧力容器

テスト
タンク

原子炉
格納容器

MO

MO
ほう酸水注入系ポンプ

MO

MO

区分Ⅰより電源供給
ほう酸水注入系ポンプ

区分Ⅱより電源供給
重大事故等対処設備

図 3.13-1

ほう酸水注入系

添 3.13-6

系統概要図

ほう酸水注入系
貯蔵タンク

図 3.13-2

高圧代替注水系

添 3.13-7

系統概要図※

・電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

(重大事故等対処設備)

高圧代替注水系

当該弁の詳細は補足説明資料 45-8 に示す。

油圧作動弁をさす。

※：Hydraulic Operated の略。

図 3.13-3

低圧代替注水系（常設）

添 3.13-8

大容量送水車(海水取水用)海水

凡例：

CSP大容量接続口

ＭＯ

残留熱除去系
熱交換器（A）

MUWC接続口（北）

残留熱除去系ポンプ（A）

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）

防火水槽
または
淡水貯水池

破線はホースを示す。

水の移送設備【重大事故等対処設備】

低圧代替注水系（常設）【重大事故等対処設備】

ＭＯ

ＭＯ

残留熱除去系
熱交換器（C）

残留熱除去系ポンプ（C）

ＭＯ

ＭＯ

W/W

D/W
W/W

PCV

残留熱除去系
ポンプ（B）RPV

RPV

復水移送ポンプMUWC可搬式接続口
（東）

復水
貯蔵槽

ＭＯ

ＭＯ

：スパージャ

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

残留熱除去系
熱交換器（B）

ＭＯ

ＭＯ

系統概要図

各負荷へ

各負荷へ

ＭＯ

MUWC接続口
（南）

ＭＯ

電源車

使用済燃料
プール
スキマサー
ジタンクへ

＜可搬型代替交流電源設備＞

第一ガスタービン発電機＜常設代替交流電源設備＞

・電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）
」で示す。

T/B
各負荷へ

ＭＯ

図 3.13-4

低圧代替注水系（可搬型）

添 3.13-9系統概要図(A-2級)

ＭＯ

残留熱除去系
熱交換器（A）

ＭＯ

CSP大容量接続口

MUWC接続口（北）

残留熱除去系ポンプ（A）※１

可搬型代替注水ポンプ
可搬型代替注水ポンプ

防火水槽
または
淡水貯水池

破線はホースを示す。

低圧代替注水系（可搬型）【重大事故等対処設備】

低圧代替注水系（常設）【重大事故等対処設備】

大容量送水車
大容量送水車（海水取水用）

海水

凡例：

ＭＯ

残留熱除去系
熱交換器（C）

残留熱除去系ポンプ（C）

ＭＯ

ＭＯ

※１

W/W

D/W
W/W

PCV

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

残留熱除去系
熱交換器（B）

ＭＯ

ＭＯ

T/B
各負荷へ

※２

各負荷へ

各負荷へ

ＭＯ

MUWC接続口
（南）

ＭＯ

電源車

使用済燃料
プール
スキマサー
ジタンクへ

＜可搬型代替交流電源設備＞

第一ガスタービン発電機＜常設代替交流電源設備＞

・電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

残留熱除去系
ポンプ（B）RPV

RPV

復水移送ポンプMUWC可搬式接続口※２ （東）

復水
貯蔵槽

ＭＯ

ＭＯ

：スパージャ

ＭＯ

図 3.13-5

代替原子炉補機冷却系

添 3.13-10

FT

ＲＨＲポンプ（Ａ）室空調機

ＲＨＲ熱交換器（Ａ）

FI （中央制御室）

ＲＨＲポンプ（Ａ）軸受
冷却器

ＣＡＭＳ（Ａ）サンプルクーラ

ＲＳＷポンプモータ軸受
冷却器（Ａ），（Ｄ）

ＲＣＩＣポンプ室空調機

ＳＰＣＵポンプ室空調機

ＨＥＣＷ冷凍機（Ａ），（Ｃ）

ＦＰＣ熱交換器（Ａ）

MO

ＡO

MO

FT

MO

MO

RSWﾎﾟﾝﾌﾟ(D)RCW熱交換器(D)RSWﾎﾟﾝﾌﾟ(A)RCW熱交換器(A)ＤＷＣ冷却器（Ｂ）（ＨＶＨ）

ＤＷＣ冷却器（Ａ）（ＨＶＨ）

Ｄ／Ｗ ＬＣＷサンプ冷却器

ＲＩＰモータ熱交換器
Ａ，Ｂ，Ｅ，Ｆ，Ｈ

Y/D

MO

RCWﾎﾟﾝﾌﾟ(D)

電源車※熱交換器ユニットは，代替原子炉補機冷却海水ストレーナを搭載している。

大容量送水車（熱交換器ユニット用）

RCW
ｻｰｼﾞﾀﾝｸ(Ａ)代替原子炉補機冷却系（重大事故等対処設備）

熱交換器ユニット

接続口

ＳＡ空気圧縮機 冷却器

ＩＡ空気圧縮機 冷却器

Ｒ／Ｂ ＬＣＷサンプ冷却器

ＲＩＰ ＭＧセット（Ａ）

ＣＵＷポンプ（Ａ）熱交換器

ＣＲＤポンプ（Ａ）油冷却器

ＣＵＷ非再生熱交換器（Ａ）

ＨＷＨ温水熱交換器（Ａ）

RCWﾎﾟﾝﾌﾟ(A)

接続口

MO

FI （中央制御室）

RCCV

MO

ＳＧＴＳ（Ａ）室空調機

ＦＰＣポンプ（Ａ）室空調機

ＦＣＳ（Ａ）室空調機

非常用Ｄ／Ｇ（Ａ）

MO

・ 電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・ 計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

MO

系統概要図（A 号機の例（B 号機も同様））

海水

図 3.13-6

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）

添 3.13-11

大容量送水車(海水取水用)海水

凡例：

CSP大容量接続口

ＭＯ

残留熱除去系
熱交換器（A）

MUWC接続口（北）

残留熱除去系ポンプ（A）※１

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）

防火水槽
または
淡水貯水池

破線はホースを示す。

水の移送設備【重大事故等対処設備】

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）【重大事故等対処設備】

ＭＯ

ＭＯ

残留熱除去系
熱交換器（C）

残留熱除去系ポンプ（C）

ＭＯ

ＭＯ

W/W

PCV

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

残留熱除去系
熱交換器（B）

ＭＯ

ＭＯ

T/B
各負荷へ

各負荷へ

各負荷へ

ＭＯ

MUWC接続口
（南）

ＭＯ

電源車

使用済燃料
プール
スキマサー
ジタンクへ

＜可搬型代替交流電源設備＞

第一ガスタービン発電機＜常設代替交流電源設備＞

・電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

残留熱除去系
ポンプ（B）RPV

RPV

復水移送ポンプ

※１

W/W

D/W

MUWC可搬式接続口
（東）

復水
貯蔵槽

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

系統概要図

図 3.13-7

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）

添 3.13-12ＭＯ

CSP大容量接続口

ＭＯ

残留熱除去系
熱交換器（A）

MUWC接続口（北）

残留熱除去系ポンプ（A）※１

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）

防火水槽
または
淡水貯水池

破線はホースを示す。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）【重大事故等対処設備】

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）【重大事故等対処設備】

大容量送水車(海水取水用)

海水

凡例：

ＭＯ

残留熱除去系
熱交換器（C）

残留熱除去系ポンプ（C）

ＭＯ

ＭＯ

※１

W/W

D/W
W/W

PCV

残留熱除去系
ポンプ（B）RPV

RPV

復水移送ポンプMUWC可搬式接続口※２ （東）

復水
貯蔵槽

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

残留熱除去系
熱交換器（B）

ＭＯ

ＭＯ

※２

各負荷へ

各負荷へ

ＭＯ

使用済燃料
プール
スキマサー
ジタンクへ
MUWC接続口
（南）

ＭＯ

電源車

＜可搬型代替交流電源設備＞

第一ガスタービン発電機＜常設代替交流電源設備＞

・電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）
」で示す。

T/B
各負荷へ

ＭＯ

系統概要図

MO

MO

図 3.13-8

代替循環冷却系

添 3.13-13

S/C

MO

MO

MO

MO

MO

系統概要図
HPCF
（B）

MO

MO

RHRタイライン

SPHタイライン

原子炉へ

MO

MO

①へ

代替循環冷却系（既設流用部）
代替循環冷却系（新規設置部）
代替原子炉補機冷却系

ＨＰＣＦ（Ｂ）
テストライン

S/Cクーリングライン

MO

Hｘ
（B）

（略語）
RHR ： 残留熱除去系
HPCF ： 高圧炉心注水系
SPCU ： サプレッションプール浄化系
MUWC ： 復水補給水系
S/C： サプレッション・チェンバ
SPH： サプレッションプール水排水系
MO： 電動駆動弁
AO： 空気駆動弁
Hx： 熱交換器
F： 流量計

MO

ＲＨＲ（B）

MO

代替Hx

・電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）
」で示す。

MO

廃棄物処理建屋

ＭＵＷＣ
(C)

S/C

格納容器
下部注水

炉注水

原子炉
圧力容器

SPCU

原子炉格納容器
格納容器スプレイ

ＭＵＷＣ
(B)

MO

MO

ＭＵＷＣ
(A)

F

AO

MO MO

AO

MO

MO
MO

復水貯蔵槽

タービン建屋へ

F

MO

MO

外部接続口

RHR洗浄水ライン

F

RHR(B)系

RHR(A)系

①より

MO

MO
MO

MO

MO

図 3.13-9

大容量送水車(海水取水用)海水

凡例：

格納容器下部注水系（常設）

添 3.13-14
CSP大容量接続口

ＭＯ

残留熱除去系
熱交換器（A）

MUWC接続口（北）

残留熱除去系ポンプ（A）

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）

防火水槽
または
淡水貯水池

破線はホースを示す。

水の移送設備【重大事故等対処設備】

格納容器下部注水系（常設）【重大事故等対処設備】

ＭＯ

ＭＯ

残留熱除去系
熱交換器（C）

残留熱除去系ポンプ（C）

ＭＯ

ＭＯ

W/W

D/W
W/W

PCV

残留熱除去系
ポンプ（B）

コリウム
シールド

RPV

RPV

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

残留熱除去系
熱交換器（B）

ＭＯ

ＭＯ

T/B
各負荷へ

各負荷へ

各負荷へ

ＭＯ

MUWC接続口
（南）

ＭＯ

電源車

使用済燃料
プール
スキマサー
ジタンクへ

＜可搬型代替交流電源設備＞

第一ガスタービン発電機＜常設代替交流電源設備＞

・電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

復水移送ポンプMUWC可搬式接続口
（東）

復水
貯蔵槽

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

系統概要図

図 3.13-10

格納容器下部注水系（可搬型）

添 3.13-15

系統概要図（海水取水用）※１ＭＯ(A-2級)ＭＯ

ＭＯ

CSP大容量CSP大容量接続口
接続口

MUWC接続口MUWC接続口
（北）
（北）

ＭＯ

熱交換器（A）

残留熱除去系ポンプ（A）
残留熱除去系
残留熱除去系
熱交換器（A）
ポンプ（A）
残留熱除去系※１

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）
可搬型代替注水ポンプ
可搬型代替注水ポンプ

防火水槽
防火水槽
または
または
淡水貯水池
淡水貯水池

破線はホースを示す。

格納容器下部注水系（常設）
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）【重大事故防止設備】【重大事故等対処設備】
格納容器下部注水系（可搬型）
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）【重大事故防止設備】【重大事故等対処設備】

大容量送水車(海水取水用)
大容量送水車
大容量送水車

海水
海水

凡例：
凡例：

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

MO
MO
ＭＯ

※１
※１

W/W
W/W

D/W

D/W
W/W
W/W

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

MO
MO
ＭＯ

熱交換器（B）

残留熱除去系
熱交換器（B）
残留熱除去系

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

Ｏ

Ｍ
MO

各負荷へ
各負荷へ

各負荷へ
各負荷へ

ＭＯ

ＭＯ

使用済燃料
使用済燃料
プール
プール
スキマサー
スキマサー
ジタンクへ
ジタンクへ
MUWC接続口MUWC接続口
（南）
（南）

ＭＯ

ＭＯ

電源車
電源車

＜可搬型代替交流電源設備＞＜可搬型代替交流電源設備＞

第一ガスタービン発電機
第一ガスタービン発電機＜常設代替交流電源設備＞＜常設代替交流電源設備＞

・電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）
」で示す。

T/B
※２
T/B ※２
T/B
各負荷
各負荷へ
各負荷へ
へ

PCV

残留熱除去系
ポンプ（B）
残留熱除去系
ポンプ（B）

コリウム
シールド

RPV

RPV
RPV

RPV

復水移送ポンプ
復水移送ポンプMUWC可搬式接続口
MUWC可搬式接続口※２ （東）※２ （東）

残留熱除去系
熱交換器（C）
残留熱除去系
熱交換器（C）

残留熱除去系ポンプ（C）
残留熱除去系ポンプ（C）

ＭＯ

ＭＯ

復水
復水
貯蔵槽
貯蔵槽

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

Ｍ
Ｏ

MO

ＭＯ
ＭＯ

図 3.13-11

燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）使用済燃料プールへ注水する場合 系統概要図

添 3.13-16

MO

MO

MO

MO MO

スキマ
サージ
タンク

・電源設備については「3.14電源設備（設置許可基準規則第57条に対する設計方針を示す章」で示す。
・計装設備については「3.15計装設備（設置許可基準規則第58条に対する設計方針を示す章」で示す。

燃料プール冷却浄化系
ポンプ(B)

燃料プール冷却浄化系
ポンプ(A)

残留熱除去系へ

復水貯蔵槽から

復水貯蔵槽から残留熱除去系からMO

使用済燃料プール

常設スプレイヘッダ

重大事故等対処設備

ろ過脱塩器
(B)

ろ過脱塩器
(A)

スキマせき

原子炉補機冷却系(B)

燃料プール冷却浄化系
熱交換器(B)

原子炉補機冷却系(A)

燃料プール冷却浄化系
熱交換器(A)

ディフューザサイフォンブレーク孔

可搬型スプレイヘッダ

屋外

可搬型代替
注水ポンプ
（A-1級又はA-2級）

可搬型代替
注水ポンプ
（A-1級又はA-2級）

可搬型代替
注水ポンプ
（A-1級又はA-2級）

屋外接続口

可搬型代替
注水ポンプ
（A-1級及びA-2級）

（南）

屋外

扉

屋外

（東）

（北）

海

大容量送水車（海水取水用）

防火水槽
又は
淡水貯水池

防火水槽
又は
淡水貯水池

防火水槽
又は
淡水貯水池

防火水槽
又は
淡水貯水池

図 3.13-12

燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）使用済燃料プールへスプレイする場合 系統概要図

添 3.13-17

MO

MO

MO

MO MO

スキマ
サージ
タンク

・電源設備については「3.14電源設備（設置許可基準規則第57条に対する設計方針を示す章」で示す。
・計装設備については「3.15計装設備（設置許可基準規則第58条に対する設計方針を示す章」で示す。

燃料プール冷却浄化系
ポンプ(B)

燃料プール冷却浄化系
ポンプ(A)

残留熱除去系へ

復水貯蔵槽から

復水貯蔵槽から残留熱除去系からMO

使用済燃料プール

常設スプレイヘッダ

重大事故等対処設備

ろ過脱塩器
(B)

ろ過脱塩器
(A)

スキマせき

原子炉補機冷却系(B)

燃料プール冷却浄化系
熱交換器(B)

原子炉補機冷却系(A)

燃料プール冷却浄化系
熱交換器(A)

ディフューザサイフォンブレーク孔

可搬型スプレイヘッダ

屋外

可搬型代替
注水ポンプ
（A-1級又はA-2級）

可搬型代替
注水ポンプ
（A-1級又はA-2級）

可搬型代替
注水ポンプ
（A-1級又はA-2級）

屋外接続口

可搬型代替
注水ポンプ
（A-1級及びA-2級）

（南）

屋外

扉

屋外

（東）

（北）

海

大容量送水車（海水取水用）

防火水槽
又は
淡水貯水池

防火水槽
又は
淡水貯水池

防火水槽
又は
淡水貯水池

防火水槽
又は
淡水貯水池

図 3.13-13

燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）使用済燃料プールへ注水する場合 系統概要図

添 3.13-18

MO

MO

MO

MO MO

スキマ
サージ
タンク

・電源設備については「3.14電源設備（設置許可基準規則第57条に対する設計方針を示す章」で示す。
・計装設備については「3.15計装設備（設置許可基準規則第58条に対する設計方針を示す章」で示す。

燃料プール冷却浄化系
ポンプ(B)

燃料プール冷却浄化系
ポンプ(A)

残留熱除去系へ

復水貯蔵槽から

復水貯蔵槽から残留熱除去系からMO

使用済燃料プール

常設スプレイヘッダ

重大事故等対処設備

ろ過脱塩器
(B)

ろ過脱塩器
(A)

スキマせき

原子炉補機冷却系(B)

燃料プール冷却浄化系
熱交換器(B)

原子炉補機冷却系(A)

燃料プール冷却浄化系
熱交換器(A)

ディフューザサイフォンブレーク孔

可搬型スプレイヘッダ

屋外

可搬型代替
注水ポンプ
（A-1級又はA-2級）

可搬型代替
注水ポンプ
（A-1級又はA-2級）

可搬型代替
注水ポンプ
（A-1級又はA-2級）

屋外接続口

可搬型代替
注水ポンプ
（A-1級及びA-2級）

（南）

屋外

扉

屋外

（東）

（北）

海

大容量送水車（海水取水用）

防火水槽
又は
淡水貯水池

防火水槽
又は
淡水貯水池

防火水槽
又は
淡水貯水池

防火水槽
又は
淡水貯水池

図 3.13-14

燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）使用済燃料プールへスプレイする場合 系統概要図

添 3.13-19

MO

MO

MO

MO MO

スキマ
サージ
タンク

・電源設備については「3.14電源設備（設置許可基準規則第57条に対する設計方針を示す章」で示す。
・計装設備については「3.15計装設備（設置許可基準規則第58条に対する設計方針を示す章」で示す。

燃料プール冷却浄化系
ポンプ(B)

燃料プール冷却浄化系
ポンプ(A)

残留熱除去系へ

復水貯蔵槽から

復水貯蔵槽から残留熱除去系からMO

使用済燃料プール

常設スプレイヘッダ

重大事故等対処設備

ろ過脱塩器
(B)

ろ過脱塩器
(A)

スキマせき

原子炉補機冷却系(B)

燃料プール冷却浄化系
熱交換器(B)

原子炉補機冷却系(A)

燃料プール冷却浄化系
熱交換器(A)

ディフューザサイフォンブレーク孔

可搬型スプレイヘッダ

屋外

可搬型代替
注水ポンプ
（A-1級又はA-2級）

可搬型代替
注水ポンプ
（A-1級又はA-2級）

可搬型代替
注水ポンプ
（A-1級又はA-2級）

屋外接続口

可搬型代替
注水ポンプ
（A-1級及びA-2級）

（南）

屋外

扉

屋外

（東）

（北）

海

大容量送水車（海水取水用）

防火水槽
又は
淡水貯水池

防火水槽
又は
淡水貯水池

防火水槽
又は
淡水貯水池

防火水槽
又は
淡水貯水池

電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」
で示す。

図 3.13-15

大気への放射性物質の拡散抑制

系統概要図

電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」
で示す。

図 3.13-16

航空機燃料火災への泡消火

添 3.13-20

系統概要図

表 3.13-1 重大事故等の収束に必要となる水源に関する重大事故等対処設備一覧
設備区分
設備名
主要設備
主要水源
復水貯蔵槽【常設】サプレッション・チェンバ【常設】
ほう酸水注入系貯蔵タンク【常設】
代替淡水源
防火水槽【常設】
淡水貯水池【常設】
代替水源
海
附属設備
―
水源
―
流路
―
注水先
―
電源設備
―
※1
計装設備
復水貯蔵槽水位（SA）【常設】
サプレッション・チェンバ・プール水位【常設】※1：主要設備を用いた炉心損傷防止及び格納容器破損防止対策を成功させるために把握することが必要な原子炉施設の状態
計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方
針を示す章）」で示す。

添 3.13-21

3.13.2.1.2
主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
(1)復水貯蔵槽
個数： 1
容量： 約 2,100m3
種類： ライニング槽
取付箇所 ： 廃棄物処理建屋地下 2 階(2)サプレッション・チェンバ
個数
： 1
容量
： 約 3,600m3
取付箇所 ： 原子炉建屋原子炉区域
なお，ほう酸水注入系貯蔵タンクについては「3.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備（設置許可基準規則第 44 条に対する設計方針を示す章）」，
計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
3.13.2.1.3
代替淡水源の仕様
代替淡水源の仕様を以下に示す。
(1)淡水貯水池 (6 号及び 7 号炉共用)
個数
： 1
容量
： 約 18,000m3
取付箇所 ： 屋外(2)防火水槽個数
容量
取付箇所(6 号及び 7 号炉共用)： 2(予備 1)： 約 100m3： 屋外

添 3.13-22

3.13.2.1.4
設置許可基準規則第 43 条への適合方針
3.13.2.1.4.1 設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
復水貯蔵槽は廃棄物処理建屋内に設置している設備であることから，想定される重大事故等時における，廃棄物処理建屋内の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，以下の表 3.13-2 に示す設計とする。
サプレッション・チェンバは原子炉建屋原子炉区域内の設備であることから，想定される重大事故等時における，原子炉建屋原子炉区域内の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，以下の表 3.13-2に示す設計とする。
（56-2,56-3）
表 3.13-2 想定する環境条件及び荷重条件
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・ 廃棄物処理建屋内及び原子炉建屋原子炉区域内で想定さ放射線れる温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による影 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受響けない。
海水を通水する系統 淡水だけでなく海水も使用する（常時海水を通水しなへの影響い）。可能な限り淡水源を優先し，海水通水は短期間とすることで，設備への影響を考慮する。
地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方
針」に示す）。
風（台風）・積雪
廃棄物処理建屋内及び原子炉建屋原子炉区域内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

添 3.13-23

(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

復水貯蔵槽を水源とする高圧代替注水系，低圧代替注水系（常設），代替格
納容器スプレイ冷却系（常設）及び格納容器下部注水系（常設）の操作性については，「3.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備（設置許可基準規則第 45 条に対する設計方針を示す章）」，「3.4 原
子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備（設置許可基準規則第 47 条に対する設計方針を示す章）」，「3.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備（設置許可基準規則第 49 条に対する設計方針を示す章）」
及び「3.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備（設置許可基準規則第 51 条に対する設計方針を示す章）」に記載する。
サプレッション・チェンバを水源とする代替循環冷却系の操作性については，「3.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備（設置許可基準規則
第 50 条に対する設計方針を示す章）」に記載する。

(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

復水貯蔵槽は，表 3.13-3 に示すように発電用原子炉の停止中に，上部に設置しているハッチを開放し水中カメラにより内部の確認が可能な設計とする。
また，漏えいの有無の確認が可能な設計とする。発電用原子炉の運転中には漏えい目視箱により漏えいのないことの確認が可能な設計とする。
サプレッション・チェンバは，表 3.13-4 に示すように発電用原子炉の停止中に，内部の確認が可能な設計とする。また，気密性能の確認として，全体漏えい率試験が可能な設計とする。発電用原子炉の運転中には中央制御室にて 24
時間に 1 回の頻度で水位の確認により漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
（56-4）

添 3.13-24

表 3.13-3

復水貯蔵槽の試験及び検査項目

内容

発電用原子炉の
状態
停止中

外観検査

運転中

異常監視

水中カメラにより内部を確認
漏えいの有無の確認
漏えい目視箱により漏えいのないことを確認

表 3.13-4 サプレッション・チェンバの試験及び検査
発電用原子炉の
項目
内容
状態
停止中
外観検査
目視により内部を確認
機能・性能試験 全体漏えい率試験により気密性能を確認
運転中
異常監視
水位の監視により漏えいのないことを確認(4) 切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

復水貯蔵槽を水源とする高圧代替注水系，低圧代替注水系（常設），代替格
納容器スプレイ冷却系（常設）及び格納容器下部注水系（常設）の切り替えの容易性については，「3.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備（設置許可基準規則第 45 条に対する設計方針を示す章）」，「3.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備（設置許可基準規則第 47 条に対する設計方針を示す章）」，「3.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備（設置許可基準規則第 49 条に対する設計方
針を示す章）」及び「3.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設
備（設置許可基準規則第 51 条に対する設計方針を示す章）」に記載する。
サプレッション・チェンバを水源とする代替循環冷却系の切り替えの容易性については，「3.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備（設置許可基準規則第 50 条に対する設計方針を示す章）」に記載する。
（56-3）(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
添 3.13-25

(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

復水貯蔵槽及びサプレッション・チェンバは，重大事故等時に弁操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に対して悪影
響を及ぼさない設計とする。

(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設
置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
復水貯蔵槽を水源とする高圧代替注水系，低圧代替注水系（常設），代替格
納容器スプレイ冷却系（常設）及び格納容器下部注水系（常設）の系統構成に操作が必要な機器の設置場所，操作場所については，「3.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備（設置許可基準規則第45 条に対する設計方針を示す章）」，「3.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備（設置許可基準規則第 47 条に対する設計方針を示す章）」，「3.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備（設置許可基準規則第 49 条に対する設計方針を示す章）」及び「3.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備（設置許可基準規則第 51 条に対する設計方針を示す章）」に記載する。
サプレッション・チェンバを水源とする代替循環冷却系の系統構成に操作が必要な機器の設置場所，操作場所については，「3.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備（設置許可基準規則第 50 条に対する設計方針を示す章）」に記載する。

添 3.13-26

3.13.2.1.4.2

設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 2 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
復水貯蔵槽は，設計基準対象施設と兼用しており，設計基準対象施設としての容量が，代替淡水源（淡水貯水池及び防火水槽）又は海水を利用するまでの間に必要な容量を有しているため，設計基準対象施設と同仕様で設計する。
復水貯蔵槽の水量が最も少なくなる事故シーケンスは，重大事故等対策の有効性評価で想定する各事故シーケンスのうち，高圧溶融物放出／格納容器雰囲
気直接加熱，原子炉圧力容器外の溶融燃料－冷却材相互作用及び溶融炉心・コンクリート相互作用である。これらは，過渡事象を起因事象とし，かつ，発電用原子炉への全ての注水機能が確保できないとして，炉心損傷を進展させた場
合について評価する事故シーケンスである。当該事故シーケンスにおいて，淡水の使用量は号炉あたり 7 日間で約 2,700m3 であり，復水貯蔵槽の貯水量約1,700m3/号炉が枯渇するのは事象発生から約 14 時間後程度であり，事象発生
12 時間後に代替淡水源（淡水貯水池及び防火水槽）又は海水を供給するまでの間，重大事故等の収束に必要となる，十分な容量を有する設計とする。
サプレッション・チェンバは，設計基準対象施設と兼用しており，設計基準
対象施設としての保有水量による水頭が，代替循環冷却系で使用する復水移送
ポンプの必要有効吸込水頭に対して十分であるため，設計基準対象施設と同仕様で設計する。
（56-5）(2) 共用の禁止（設置許可基準規則第 43 条第 2 項二）(ⅰ) 要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

復水貯蔵槽及びサプレッション・チェンバは，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。

添 3.13-27

(3) 設計基準対処設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 2 項三）(ⅰ) 要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1

多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

復水貯蔵槽を水源とする高圧代替注水系，低圧代替注水系（常設），代替格
納容器スプレイ冷却系（常設）及び格納容器下部注水系（常設）の多様性については，「3.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備（設置許可基準規則第 45 条に対する設計方針を示す章）」，「3.4 原
子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備（設置許可基準規則第 47 条に対する設計方針を示す章）」，「3.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備（設置許可基準規則第 49 条に対する設計方針を示す章）」
及び「3.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備（設置許可基準規則第 51 条に対する設計方針を示す章）」に記載する。
サプレッション・チェンバを水源とする代替循環冷却系の多様性については，「3.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備（設置許可基準規則
第 50 条に対する設計方針を示す章）」に記載する。
（56-2）

添 3.13-28

3.13.2.2 水の供給設備
3.13.2.2.1 設備概要
水の供給設備は，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を有する水源である復水貯蔵槽，サプレッション・チェンバ及び代替淡水源（淡水貯水池及び防火水槽）並びに海について，移送手段及び移送ルートを確保し，いずれの水源からでも水を供給することを目的として設置するものである。
代替淡水源（淡水貯水池及び防火水槽）から復水貯蔵槽へ淡水を供給する設備は，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）及びホース等で構成する。復水貯蔵槽への淡水の供給は，代替淡水源（淡水貯水池及び防火水槽）より可搬型代替注水ポンプ（A-2級），ホース及び建屋外壁の接続口を用いて供給する。
復水貯蔵槽へ海水を供給する設備は，大容量送水車(海水取水用)及びホース等で構成する。復水貯蔵槽への海水の供給は，非常用取水設備の海水貯留堰，スクリー
ン室及び取水路より大容量送水車(海水取水用)，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），ホース及び建屋外壁の接続口を用いて供給する。
また，各系統へ海水を供給する設備は，大容量送水車(海水取水用)及びホース等で構成する。各系統への海水の供給は，非常用取水設備の海水貯留堰，スクリーン
室及び取水路より大容量送水車(海水取水用)及びホースを用いて供給する。
なお，復水貯蔵槽への水の供給設備で使用する可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，
低圧代替注水系（可搬型），代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型），格納容器下部
注水系（可搬型）及び燃料プール代替注水系と兼用する。
これら水の供給設備に関する重大事故等対処設備を表 3.13-5 に示す。また，本系統に係る系統概要図を図 3.13-3,4,6,7,9,10,11,12,13,14,17 に示す。

添 3.13-29

・電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
（中央制御室）（中央制御室）ＣＳＰ大容量接続口（西）LI

ＣＳＰ大容量接続口（西）

LI

淡水貯水池（約18,000m3）
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）

LT

K7
復水貯蔵槽
（約 1,700m 3）

K6
復水貯蔵槽
（約 1,700m 3）

LT
消防ホース

廃棄物
処理建屋
ＣＳＰ大容量接続口（東）

海水ホース

ＣＳＰ大容量接続口（東）

No.14防火水槽
3（約100m）

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）

図 3.13-17

復水貯蔵槽への水の供給

添 3.13-30

大容量送水車（海水取水用）系統概要図

No.15防火水槽（約100m3）

海水表 3.13-5

水の移送設備に関する重大事故等対処設備一覧

設備区分

設備名

主要設備

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）【可搬】
大容量送水車(海水取水用)【可搬】
附属設備
－
水源
代替淡水源
防火水槽【常設】
淡水貯水池【常設】代替水源海
非常用取水設備
海水貯留堰【常設】スクリーン室【常設】取水路【常設】
流路
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）
ホース・接続口【可搬】
CSP 外部補給配管・弁【常設】
大容量送水車(海水取水用)
ホース【可搬】
注水先－
電源設備（燃料補給設 燃料補給設備
備を含む）※1
軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】※2
計装設備
復水貯蔵槽水位（SA）【常設】※1：単線結線図を補足説明資料 56-2 に示す。
電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※2：主要設備を用いた炉心損傷防止及び格納容器破損防止対策を成功させるために把握することが必要な原子炉施設の状態
計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

添 3.13-31

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません
3.13.2.2.2
主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
(1)可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（6 号及び 7 号炉共用）
種類： うず巻形容量： 120m3/h/台
吐出圧力： 0.85MPa[gage]
最高使用圧力： 2.0MPa[gage]
最高使用温度： 60℃
個数： 16（予備 1）
設置場所
： 屋外
保管場所
： 荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所並びに 5 号
炉東側第二保管場所
原動機出力： 100kW(2)大容量送水車(海水取水用)（6 号及び 7 号炉共用）
種類： うず巻形
容量： 900m3/h/台
吐出圧力： 1.25MPa[gage]
最高使用圧力： 1.3MPa[gage]
最高使用温度： 60℃
個数： 2（予備 1）
設置場所
： 屋外
保管場所
： 荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所
原動機出力
：
kW
なお，電源設備については，「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」，計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58条に対する設計方針を示す章）」で示す。

添 3.13-32

3.13.2.2.3
設置許可基準規則第 43 条への適合方針
3.13.2.2.3.1 設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，屋外の荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所並びに 5 号炉東側第二保管場所に保管し，重大事故等時に屋外に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等時における，屋外の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，
以下の表 3.13-6 に示す設計とする。
大容量送水車(海水取水用)は，屋外の荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管
場所に保管し，重大事故時に屋外に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等時における，屋外の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，以下の表 3.13-6 に示す設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）及び大容量送水車（海水取水用）の操作は，付属の操作スイッチにより，想定される重大事故等時において，設置場所から可能な設計とする。風（台風）による荷重については，転倒しないことの確認を行っているが，詳細評価により転倒する結果となった場合は，転倒防止措置を講じる。積雪の影響については，適切に除雪する運用とする。
また，降水及び凍結により機能を損なうことのないよう，防水対策が取られた機器を使用し，凍結のおそれがある場合は暖気運転を行い凍結対策とする。常時海水を通水する大容量送水車(海水取水用)は海水の影響を考慮した設計とし，大容量送水車(海水取水用)にストレーナを設置することで異物の流入を防止する設計とする。
（56-3，56-7）

添 3.13-33

表 3.13-6

想定する環境条件及び荷重条件
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・放 屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐射線えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による影響 降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対策及び凍結対策を行える設計とする。
海水を通水する系統へ 可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，淡水だけでなく海水の影響も使用する（常時海水を通水しない）。可能な限り淡水源を優先し，海水通水は短期間とすることで，設備への影響を考慮する。
大容量送水車(海水取水用)は，使用時に海水を通水するため，海水の影響を考慮した設計とする。
地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認し，治具や輪留め等により転倒防止対策を行う。
風（台風）・積雪
屋外で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないことを評価により確認する。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

添 3.13-34

(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

復水貯蔵槽へ水を供給するための操作が必要な機器及び操作に必要な弁を表 3.13-7 に示す。このうち，CSP 外部注水ライン東側注入弁(A)及び CSP 外部
注水ライン東側注入弁(B)並びに CSP 外部注水ライン西側注入弁(A)及び CSP 外部注水ライン西側注入弁(B)については，接続口が設置されている屋外の場所
から手動操作で弁を開閉することが可能な設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）及び大容量送水車(海水取水用)については，
付属の操作スイッチからのスイッチ操作で起動する設計とする。可搬型代替注
水ポンプ（A-2 級）及び大容量送水車（海水取水用）は付属の操作スイッチを操作するにあたり，運転員のアクセス性，操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，それぞれの操作対象については銘板を付けることで識別可能とし，運転員の操作及び監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）及び大容量送水車（海水取水用）は，車両として屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を接続する接続口とホースの接続作業に当たっては，特殊な工具及び技量は必要とせず，簡便な結合金具による接続方式
並びに一般的な工具を使用することにより，確実に接続が可能な設計とする。
大容量送水車（海水取水用）と可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）とのホースの接続作業に当たっては，簡便な接続とし，接続治具を用いてホースを確実に接続できる設計とする。
大容量送水車（海水取水用）と各系統との接続は，簡便な接続とし，接続治具を用いてホースを確実に接続できる設計とする。
（56-6）

添 3.13-35

表 3.13-7 操作対象機器
機器名称
状態の変化
操作場所
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）
停止→起動 各設置場所(6/7号炉建屋周り)大容量送水車(海水取水用)
停止→起動 各設置場所(取水路周り)
CSP 外部注水ライン東側注入弁(A) 弁閉→弁開 屋外(廃棄物処理建屋東側)
CSP 外部注水ライン東側注入弁(B) 弁閉→弁開 屋外(廃棄物処理建屋東側)
CSP 外部注水ライン西側注入弁(A) 弁閉→弁開 屋外(廃棄物処理建屋西側)
CSP 外部注水ライン西側注入弁(B) 弁閉→弁開 屋外(廃棄物処理建屋西側)
ホース
ホース接続 各設置場所(6/7号炉建屋周り)添 3.13-36

操作方法
スイッチ操作
スイッチ操作
手動操作
手動操作
手動操作
手動操作
人力接続

(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，表 3.13-8 に示すように発電用原子炉の運転中又は停止中に分解又は取替え，車両としての運転状態の確認及び外観の確認が可能な設計とする。また，発電用原子炉の運転中又は停止中に，淡水貯水池を水源とし，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），仮設流量計，ホースの系統構成で淡水貯水池へ送水する試験を行うテストラインを設けることで他系統と独立した試験系統で機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な系統設計とする。
大容量送水車(海水取水用)は，表 3.13-9 に示すように発電用原子炉の運転中又は停止中に分解又は取替え，車両としての運転状態の確認及び外観の確認が可能な設計とする。また，発電用原子炉の運転中又は停止中に，淡水貯水池
を水源とし，大容量送水車(海水取水用)，仮設流量計，ホースの系統構成で淡水貯水池へ送水する試験を行うテストラインを設けることで他系統と独立した試験系統で機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な系統設計とする。
なお，接続口から復水補給水系主配管までのラインについては，上記の試験に加えて，発電用原子炉の運転中及び停止中に各接続口の弁動作試験を実施することで弁開閉動作の確認が可能な設計とする。
ホースは，機能・性能に影響を及ぼすおそれのある亀裂，腐食等がないことの外観確認を行うことが可能な設計とする。
（56-4）
表 3.13-8
発電用原子炉の
状態

運転中又は
停止中

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の試験及び検査項目
内容
機能・性能試験 可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の運転性
能（吐出圧力，流量）及び漏えいの有無の確認
弁動作試験
弁開閉動作の確認
ポンプを分解し，部品の表面状態を，試験
分解検査
及び目視により確認
又は，必要に応じて取替え
外観検査

ポンプ及びホースの外観確認

車両検査

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の車両としての運転状態の確認

添 3.13-37

表 3.13-9 大容量送水車（海水取水用）の試験及び検査
発電用原子炉の項目
内容
状態
機能・性能試験 大容量送水車（海水取水用）の運転性能（吐出圧力，流量）及び漏えいの有無の確認
弁動作試験
弁開閉動作の確認
ポンプを分解し，部品の表面状態を，試
運転中又は
分解検査
験及び目視により確認
停止中
又は，必要に応じて取替え
外観検査

ポンプ及びホースの外観確認

車両検査

大容量送水車（海水取水用）の車両としての運転状態の確認

添 3.13-38

(4) 切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）及び大容量送水車(海水取水用)は，本来の用途以外の用途には使用しない。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）による代替淡水源（淡水貯水池及び防火水槽）から復水貯蔵槽への淡水の供給並びに大容量送水車(海水取水用)及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）から復水貯蔵槽への海水の供給に必要な資機材の移動，設置，起動操作については図 3.13-18～20 で示すタイムチャートのとお
り速やかに切り替えることが可能である。
（56-3）
経過時間（分）

10

手順の項目

20

30

40

50

80

70

60

90

100

210

220

230

240

250

260

要員（数）

270

280

290

300

310

320

330

350

340

360

備考

淡水貯水池を水源とした可搬型代替注水ポンプによる復水貯蔵槽への補給開始 340分 ※1
復水貯蔵槽水位確認

中央制御室運転員 A

15号炉原子炉建屋内緊急時対策所～荒浜側高台保管場所移動
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）2台の健全性確認
緊急時対策要員6名で対応する。

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）2台移動～配置
送水準備
淡水貯水池を水源とした可搬型
代替注水ポンプ（A-2級）による復水貯蔵槽への補給（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）

屋外～5号炉東側第二保管場所移動
緊急時対策要員

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）2台の健全性確認

6 ※1

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）2台移動～配置

緊急時対策要員6名のうち4名で
対応する。

送水準備
送水

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）送水開始

送水準備
緊急時対策要員6名のうち2名で対応する。

※1 緊急時対策要員6名で2ユニット分を対応した場合，6号炉への送水開始まで約340分，7号炉への送水開始まで約355分で可能である。
緊急時対策要員10名で2ユニット分を対応した場合，6号炉及び7号炉への送水開始まで約235分で可能である。

図 3.13-18 淡水貯水池を水源とした可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）による復水貯蔵槽への供給のタイムチャート*

経過時間（分）

10

手順の項目

20

30

40

50

60

70

要員（数）

80

90

100

110

120

130

140

150

160

170

備考

防火水槽を水源とした可搬型代替注水ポンプによる復水貯蔵槽への補給開始 145分 ※1
復水貯蔵槽水位確認

中央制御室運転員

1
5号炉原子炉建屋内緊急時対策所～荒浜側高台保管場所移動 ※2

防火水槽を水源とした可搬型
代替注水ポンプ（A-2級）による復水貯蔵槽への補給

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）3台の健全性確認
緊急時対策要員

3 ※1

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）3台移動～配置
送水準備
送水

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）送水開始※1 5号炉東側第二保管場所の可搬型代替注水ポンプ（A-2級）を使用した場合は，緊急時対策要員2名で約125分で可能である。
大湊側高台保管場所の可搬型代替注水ポンプ（A-2級）を使用した場合は，約135分で可能である。
※2 5号炉東側第二保管場所への移動は10分，大湊側高台保管場所への移動は20分と想定する。

図 3.13-19

防火水槽を水源とした可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）による復水貯蔵
槽への供給のタイムチャート*

添 3.13-39

経過時間（分）

10
手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

90

100

110

120

要員（数）

130

140

150

280

290

300

310

備考

320

海を水源とした大容量送水車（海水取水用）及び可搬型代替注水ポンプによる送水 5時間25分
復水貯蔵槽水位確認

中央制御室運転員

1
大容量送水車等移動
海水ホース及び海水ホース接続継手接続

8送水

海を水源とした大容量送水車（海水取水用）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による復水貯蔵槽への緊急時対策要員
補給

大容量送水車ポンプ起動，可搬型代替注水ポンプ（A-2級）へ送水開始

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所～荒浜側高台保管場所移動 ※1
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）3台の健全性確認
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）3台移動～配置

2
送水準備
送水

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）送水開始※1 5号炉東側第二保管場所への移動は，10分と想定する。

図 3.13-20

海を水源とした大容量送水車（海水取水用）及び可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）による復水貯蔵槽への供給のタイムチャート＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての 1．13 で示すタイムチャート

添 3.13-40

(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）及び大容量送水車(海水取水用)は，通常時は接続先の系統と分離して保管し，重大事故等時に接続，弁操作等により，通常時の系統構成から重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，放射性物質を含む系統と含まない系統を区分するため，通常時に接続口を，弁により隔離する設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）及び大容量送水車（海水取水用）は，治具や輪留めによる固定等をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）及び大容量送水車（海水取水用）は，飛散物となって他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
(56-4)(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設
置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
復水貯蔵槽への水の供給のために操作が必要な機器の設置場所，操作場所を
表 3.13-10 に示す。可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），大容量送水車（海水取水用），ホース，CSP 外部注水ライン東側注入弁(A)及び CSP 外部注水ライン東側
注入弁(B)並びに CSP 外部注水ライン西側注入弁(A)及び CSP 外部注水ライン西側注入弁(B)は全て屋外にあるため，操作位置及び作業位置の放射線量が高くなるおそれが少ないため，操作が可能である。
（56-3，56-6）

添 3.13-41

表 3.13-10

操作対象機器設置場所
機器名称
設置場所
操作場所
可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ 各設置場所(6/7 号炉建屋 各設置場所(6/7 号炉建屋
（A-2 級）周り)
周り)
大 容 量 送水車( 海水取水 各設置場所(取水路周り) 各設置場所(取水路周り)
用)
CSP 外部注水ライン東側 屋外(廃棄物処理建屋東
屋外(廃棄物処理建屋東注入弁(A)側)
側)
CSP 外部注水ライン東側 屋外(廃棄物処理建屋東
屋外(廃棄物処理建屋東注入弁(B)側)
側)
CSP 外部注水ライン西側 屋外(廃棄物処理建屋西
屋外(廃棄物処理建屋西
注入弁(A)側)
側)
CSP 外部注水ライン西側 屋外(廃棄物処理建屋西
屋外(廃棄物処理建屋西
注入弁(B)側)
側)
ホース各設置場所(6/7 号炉建屋 各設置場所(6/7 号炉建屋
周り)
周り)

添 3.13-42

3.13.2.2.3.2 設置許可基準規則第 43 条第 3 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 3 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量に加え，十分に余裕のある容量を有するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
復水貯蔵槽への水の供給のために使用する場合の可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の容量は，運転中の発電用原子炉における重大事故シーケンスのうち，水使用の観点から厳しい有効性シナリオとなる雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合）に係る有効性評価解析（原子炉設置変更許可申請書添付書類十）において，有効性が確認されている復水貯蔵槽への供給流量 130m3/h を満足する設計とする。
復水貯蔵槽への海水の供給のために使用する場合の大容量送水車(海水取水用)の容量は，運転中の発電用原子炉における重大事故シーケンスのうち，水使用の観点から厳しい有効性シナリオとなる雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合）に係る有効性評価解析（原子炉設置変更許可申請書添付書類十）において，有効性が確認されている可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を用いた復水貯蔵槽への供給流量
130m3/h を満足する設計とする。
また，復水貯蔵槽への水の供給のために使用する場合の可搬型代替注水ポン
プ（A-2 級）の揚程は，水源と供給先の圧力差（大気開放である淡水貯水池又は防火水槽と復水貯蔵槽の圧力差），静水頭，配管やホース及び弁類の圧損を基に設定する。
復水貯蔵槽への海水の供給のために使用する場合の大容量送水車（海水取水用）の揚程は，水源と供給先の圧力差（海と可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）
吸込口の圧力差），静水頭，配管やホース及び弁類の圧損を基に設定する。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，重大事故等時において，復水貯蔵槽への水の供給に必要な流量を確保できる容量を有するものを 1 セット 4 台使用する。保有数は 1 プラントあたり 2 セット 8 台で，6 号及び 7 号炉共用で 4 セット 16 台と，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1台（共用）の合計 17 台を分散して保管する。
大容量送水車(海水取水用)は，重大事故等時において，可搬型代替注水ポン
プ（A-2 級）への海水の供給に必要な流量を確保できる容量を有するものを 6
号及び 7 号炉共用で 1 セット 1 台使用する。保有数は 6 号及び 7 号炉共用で 2
セット 2 台と，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として
1 台（共用）の合計 3 台を分散して保管する。
代替水源からの移送ホースは，複数ルートを考慮してそれぞれのルートに必要なホースの長さを満足する数量の合計に，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップを考慮した数量を分散して保管する。
（56-5）

添 3.13-43

(2) 確実な接続（設置許可基準規則第 43 条第 3 項二）(ⅰ) 要求事項
常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。）と接続するものにあっては，当該常設設備と容易かつ確実に接続することができ，かつ，二以上の系統又は発電用原子炉施設が相互に使用することができるよう，接続部の規格の統一その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
復水貯蔵槽への水の供給に用いる可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の接続箇
所は，低圧代替注水系(可搬型)，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型），格
納容器下部注水系(可搬型)及び燃料プール代替注水系にも使用することができるよう,可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）から来るホースと接続口について，簡便な接続方式である結合金具にすることに加え，接続口の口径を 75A 又は65A に統一し，75A/65A の接続治具を配備しておくことで確実に接続ができる設計とする。また，6 号及び 7 号炉が相互に使用することができるよう，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）から来るホースと接続口について，ホースと接続
口を簡便な接続方式である結合金具にすることに加え，接続口の口径を 75A 又
は 65A に統一し，75A/65A の接続治具を配備しておくことで確実に接続ができる設計とする。
大容量送水車（海水取水用）と可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）との接続は，簡便な接続とし，接続治具を用いてホースを確実に接続できる設計とする。
大容量送水車（海水取水用）と各系統との接続は，簡便な接続とし，接続治具を用いてホースを確実に接続できる設計とする。
なお，ホースについては車両にて設置場所まで輸送し，容易に敷設できる設計とする。
（56-6）(3) 複数の接続口（設置許可基準規則第 43 条第 3 項三）(ⅰ) 要求事項
常設設備と接続するものにあっては，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外か
ら水又は電力を供給するものに限る。）の接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設けるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

復水貯蔵槽への水の供給で用いる可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の接続箇所である接続口は，重大事故等時の環境条件，自然現象，外部人為事象，溢水
及び火災の影響により接続できなくなることを防止するため，接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設ける設計とする。
添 3.13-44

6 号及び 7 号炉については，接続口から復水補給水系配管まで鋼製配管でつながる「CSP 大容量注水接続口（東）」を廃棄物処理建屋東側に１箇所，「CSP
大容量注水接続口（西）」を廃棄物処理建屋西側に１箇所設置し，合計 2 箇所
設置することで共通要因によって接続できなくなることを防止する設計とする。
（56-6）(4) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項四）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において可搬型重大事故等対処設備を設置場所に据え付け，及び常設設備と接続することができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）及び大容量送水車(海水取水用)は，想定される重大事故等が発生した場合における放射線を考慮しても作業への影響はないと想定しているが，仮に線量が高い場合は線源からの離隔距離をとること，線量を測定し線量が低い位置に配置することにより，これら設備の設置，接続及び弁操作等が可能である。
また，復水貯蔵槽への水の供給に用いる接続箇所と可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）のホース接続作業に当たっては，簡便な結合金具による接続方式にすることに加え，接続口の口径を 75A 又は 65A に統一し，75A/65A の接続治具を配備しておくことで確実に速やかに接続が可能な設計とする。
大容量送水車（海水取水用）と可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）との接続は，簡便な接続とし，接続治具を用いてホースを確実に接続できる設計とする。
大容量送水車（海水取水用）と各系統との接続は，簡便な接続とし，接続治具を用いてホースを確実に接続できる設計とする。
（56-6）

添 3.13-45

(5) 保管場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項五）(ⅰ) 要求事項
地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロ
リズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管すること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響，設計基準事故対処設
備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮し，発電所敷地内の荒浜
側高台保管場所及び大湊側高台保管場所並びに 5 号炉東側第二保管場所に分散して保管する。
大容量送水車(海水取水用)は，地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮し，発電所敷地内の荒浜側高台
保管場所及び大湊側高台保管場所に分散して保管する。
（56-7）(6) アクセスルートの確保（設置許可基準規則第 43 条第 3 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，工場等内の道路及び通路が確保できるよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，通常時は高台の荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所並びに 5 号炉東側第二保管場所に分散して保管しており，想定される重大事故等が発生した場合においても，保管場所から接続場所までの運搬経路について，設備の運搬及び移動に支障をきたすことのないよう，迂回路も考慮して複数のアクセスルートを確保する。
大容量送水車(海水取水用)は，通常時は荒浜側高台保管場所及び大湊側高台
保管場所に分散して保管しており，想定される重大事故等が発生した場合においても，保管場所から接続場所までの運搬経路について，設備の運搬及び移動に支障をきたすことのないよう，迂回路も考慮して複数のアクセスルートを確保する。（『可搬型重大事故等対処設備保管場所及びアクセスルートについて』参照）（56-8）

添 3.13-46

(7)設計基準事故対処設備及び常設重大事故防止設備との多様性（設置許可基準規則
第 43 条第 3 項七）(ⅰ) 要求事項
重大事故防止設備のうち可搬型のものは，共通要因によって，設計基準事故
対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設
重大事故防止設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，共通要因によって，設計基準事故対処
設備の安全機能，使用済燃料プールの冷却機能若しくは注水機能又は常設重大事故防止設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，発電所敷地内の高台の大湊側高台保管場所及び荒浜側高台保管場所並びに 5 号炉東側第二保管場所に分散して配置する設計とする。
大容量送水車(海水取水用)は，共通要因によって，設計基準事故対処設備の安全機能，使用済燃料プールの冷却機能若しくは注水機能又は常設重大事故防止設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，発電所敷地内の大湊側高台保管場所及び荒浜側高台保管場所に分散して配置する設計とする。
（56-3，56-6，56-7）

添 3.13-47

3.13.3 その他設備
3.13.3.1 淡水タンク（純水タンク，ろ過水タンク）を利用した水の供給設備
3.13.3.1.1 設備概要
淡水タンクを利用した水の供給設備は，純水タンク又はろ過水タンクが健全な場合に，これらタンクから復水貯蔵槽と防火水槽へ水を供給する設備である。なお，本設備は事業者の自主的な取り組みで設置するものである。
復水貯蔵槽を水源とした各種注水時において，純水タンクが健全であり外部電源や仮設発電機により交流電源が確保できた場合には，純水タンクから純水移送ポンプを使用して復水貯蔵槽へ水を供給できる設計とする。
防火水槽を水源とした各種注水時において，淡水タンク（純水タンク若しくはろ過水タンク）が健全な場合には，淡水タンクから防火水槽へ水を供給できる設計とする。
また，これら淡水タンクを水源として水を供給する場合には，淡水貯水池から淡水タンクへ水を供給できる設計とする。
（56-9）

3.13.3.2 複数の海水取水手段の整備
3.13.3.2.1 設備概要
海を水源とし海水を供給する場合，取水場所を海水取水路からだけではなく護岸から，また，取水設備を大容量送水車(海水取水用)だけではなく可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），又は代替原子炉補機冷却海水ポンプを用いることで，多様性を持った設計とする。なお，本設備は事業者の自主的な取り組みで設置するものである。
（56-9）
3.13.3.3 ホース及び水頭差を利用した淡水移送手段の整備
3.13.3.3.1 設備概要
水源として淡水貯水池を使用する場合，予め敷設しているホースが健全であることが確認できた場合には，ホース及び水頭差を利用し，淡水貯水池の淡水を 6 号及び 7
号炉近傍まで移送できる設計とする。
（56-9）

添 3.13-48

3.13.4 水源を利用する重大事故等対処設備について
3.13.4.1 主要水源を利用する重大事故等対処設備
主要水源を利用する重大事故等対処設備について，表 3.13-11 に示す。

水源

表 3.13-11
関係条文

主要水源を利用する重大事故等対処設備
主要水源を利用する
重大事故等対処設備＊

注水先

原子炉
圧力容器
45
原子炉隔離時冷却系ポ 原子炉
原子炉隔離時冷却系
条
ンプ
圧力容器
原子炉
高圧炉心注水系
高圧炉心注水系ポンプ
圧力容器
復水貯蔵槽
47
原子炉
低圧代替注水系（常設） 復水移送ポンプ条
圧力容器
49 代替格納容器スプレイ
原子炉
復水移送ポンプ
条 冷却系（常設）
格納容器
51 格納容器下部注水系（常原子炉
復水移送ポンプ
条 設）
格納容器
原子炉隔離時冷却系ポ 原子炉
原子炉隔離時冷却系
ンプ
圧力容器
45
条
原子炉
高圧炉心注水系
高圧炉心注水系ポンプ
圧力容器
47 残留熱除去系（低圧注水 残留熱除去系（低圧注水 原子炉
条 モード）
モード）ポンプ
圧力容器
残留熱除去系（格納容器
サプレッシ
残留熱除去系（格納容器
原子炉
スプレイ冷却モード）ポョン・チェ
スプレイ冷却モード）
格納容器
ンプ
49
ンバ
条 残留熱除去系（サプレッ 残留熱除去系（サプレッ
原子炉
ション・チェンバ・プー ション・チェンバ・プー
格納容器
ル水冷却モード）
ル水冷却モード）ポンプ
原子炉
圧力容器
50
代替循環冷却系
復水移送ポンプ
条
原子炉
格納容器
44
原子炉
ほう酸水注入系
ほう酸水注入系ポンプ
条
圧力容器
ほう酸水注
45
原子炉
入系貯蔵タ
ほう酸水注入系
ほう酸水注入系ポンプ
条
圧力容器
ンク
51
原子炉
ほう酸水注入系
ほう酸水注入系ポンプ条
圧力容器＊上記重大事故等対処設備の詳細については，各重大事故等対処設備を主要設備と位置付ける項にて示す。
高圧代替注水系

高圧代替注水ポンプ

添 3.13-49

3.13.4.2 代替淡水源を利用する重大事故等対処設備
代替淡水源を利用する重大事故等対処設備について，表 3.13-12 に示す。
表 3.13-12

代替淡水源を利用する重大事故等対処設備

注水
水源
または
供給先
低 圧 代 替 注 水 系 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ 原子炉
47 条
（可搬型）
（A-2 級）
圧力容器
代替格納容器ス
可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ 原子炉
49 条 プレイ冷却系（可（A-2 級）
圧力容器
搬型）
格 納 容 器 下 部 注 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ 原子炉
51 条
水系（可搬型）（A-2 級）
格納容器
防火水槽
燃 料 プ ー ル 代 替 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ 使用済燃
注水系
（A-1 級）料プール
54 条
燃 料 プ ー ル 代 替 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ 使用済燃
注水系
（A-2 級）料プール
可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ 復水
56 条 水の移送設備（A-2 級）
貯蔵槽
低 圧 代 替 注 水 系 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ 原子炉
47 条
（可搬型）
（A-2 級）
圧力容器
代替格納容器ス
可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ 原子炉
49 条 プレイ冷却系（可（A-2 級）
圧力容器
搬型）
格 納 容 器 下 部 注 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ 原子炉
51 条
水系（可搬型）（A-2 級）
格納容器
淡水貯水池
燃 料 プ ー ル 代 替 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ 使用済燃
注水系
（A-1 級）料プール
54 条
燃 料 プ ー ル 代 替 可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ 使用済燃
注水系
（A-2 級）料プール
可 搬 型 代 替 注 水 ポ ン プ 復水
56 条 水の移送設備（A-2 級）
貯蔵槽＊上記重大事故等対処設備の詳細については，各重大事故等対処設備を主要設備と位置付ける項にて示す。
関係
条文

代替淡水源を利用する
重大事故等対処設備＊

添 3.13-50

3.13.4.3 海を利用する重大事故等対処設備
海を利用する重大事故等対処設備について，表 3.13-13 に示す。

水源

海

表 3.13-13 海を利用する重大事故等対処設備
関係
海を利用する
条文
重大事故等対処設備＊
低圧代替注水 可搬型代替注水ポンプ（A-247 条
系（可搬型） 級）
代替原子炉補 大容量送水車(熱交換器ユニ
48 条
機冷却系
ット用)
代替格納容器
可搬型代替注水ポンプ（A-249 条 スプレイ冷却級）
系（可搬型）
代替原子炉補 大容量送水車(熱交換器ユニ
50 条
機冷却系
ット用)
格納容器下部
可搬型代替注水ポンプ（A-2
51 条 注水系（可搬級）
型）
燃料プール代 可搬型代替注水ポンプ（A-1
替注水系
級）
54 条
燃料プール代 可搬型代替注水ポンプ（A-2
替注水系級）
原 子 炉 建 屋 放 大容量送水車(原子炉建屋放
55 条
水設備
水設備用)

移送先
原子炉
圧力容器
熱交換器
ユニット
原子炉
圧力容器
熱交換器
ユニット
原子炉
格納容器
使用済燃
料プール
使用済燃
料プール
－

可搬型代
替注水ポ
56 条 水の移送設備 大容量送水車(海水取水用)
ンプ(A-2級)＊上記重大事故等対処設備の詳細については，各重大事故等対処設備を主要設備と位置付ける項にて示す。

添 3.13-51

3.13.4.4 水の循環又は除熱を目的とする重大事故等対処設備
水の循環又は除熱を目的とする重大事故等対処設備について，表 3.13-14 に示す。
表 3.13-14
関係
条文

水の循環又は除熱を目的とする重大事故等対処設備

水の循環又は除熱を目的とする重大事故等対処設備＊

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モー
残留熱除去系（原子炉停止時冷却
ド）ポンプ
47 条
モード）
残留熱除去系 熱交換器
熱交換器ユニット
代替原子炉補機冷却系
大容量送水車(熱交換器ユニット用)
48 条
原子炉補機冷却水ポンプ
原子炉補機冷却系
原子炉補機冷却海水ポンプ
原子炉補機冷却水系熱交換器
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却
残留熱除去系（格納容器スプレイモード）ポンプ
冷却モード）
残留熱除去系 熱交換器
49 条
残留熱除去系（サプレッション・チェ
残留熱除去系（サプレッション・
ンバ・プール水冷却モード）ポンプ
チェンバ・プール水冷却モード）
残留熱除去系 熱交換器
復水移送ポンプ
50 条 代替循環冷却系
残留熱除去系 熱交換器
燃料プール冷却浄化系ポンプ
54 条 燃料プール冷却浄化系
燃料プール冷却浄化系 熱交換器
＊上記重大事故等対処設備の詳細については，各重大事故等対処設備を主要設備と位置付ける項にて示す。

添 3.13-52

3.14 電源設備【57 条】【設置許可基準規則】（電源設備）
第五十七条 発電用原子炉施設には，設計基準事故対処設備の電源が喪失したことにより重大事故等が発生した場合において炉心の著しい損傷，原子炉格納容器の破損，貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷及び運転停止中原子炉内燃料体の著しい損傷を防止するために必要な電力を確保するために必要な設備を設けなければならない。
2 発電用原子炉施設には，第三十三条第二項の規定により設置される非常用電源設備
及び前項の規定により設置される電源設備のほか，設計基準事故対処設備の電源が喪失したことにより重大事故等が発生した場合において炉心の著しい損傷，原子炉
格納容器の破損，貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷及び運転停止中原子炉内燃料体の著しい損傷を防止するための常設の直流電源設備を設けなければならない。
（解釈）
1 第1項に規定する「必要な電力を確保するために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
ａ）代替電源設備を設けること。
ⅰ）可搬型代替電源設備（電源車及びバッテリ等）を配備すること。
ⅱ）常設代替電源設備として交流電源設備を設置すること。
ⅲ）設計基準事故対処設備に対して，独立性を有し，位置的分散を図ること。
ｂ）所内常設蓄電式直流電源設備は，負荷切り離しを行わずに8時間，電気の供給が可能であること。ただし，「負荷切り離しを行わずに」には，原子炉制御室又は隣接する電気室等において簡易な操作で負荷の切り離しを行う場合を含まない。その後，必要な負荷以外を切り離して残り16時間の合計24時間にわたり，電気の供給を行うことが可能であること。
ｃ）24時間にわたり，重大事故等の対応に必要な設備に電気（直流）の供給を行うことが可能である可搬型直流電源設備を整備すること。
ｄ）複数号機設置されている工場等では，号機間の電力融通を行えるようにあらか
じめケーブル等を敷設し，手動で接続できること。
ｅ）所内電気設備（モーターコントロールセンター(MCC)，パワーセンター(P/C)及び金属閉鎖配電盤(メタクラ)(M/C)等）は，代替所内電気設備を設けることなどにより共通要因で機能を失うことなく，少なくとも一系統は機能の維持及び人の接近性の確保を図ること。
2 第 2 項に規定する「常設の直流電源設備」とは，以下に掲げる措置又はこれと同等以上の効果を有する措置を行うための設備とする。
ａ）更なる信頼性を向上するため，負荷切り離し（原子炉制御室又は隣接する電気室等において簡易な操作で負荷の切り離しを行う場合を含まない。）を行わずに 8
時間，その後，必要な負荷以外を切り離して残り 16 時間の合計 24 時間にわたり，重大事故等の対応に必要な設備に電気の供給を行うことが可能であるもう 1 系統の特に高い信頼性を有する所内常設直流電源設備（3 系統目）を整備すること。

添 3.14-1

3.14 電源設備
3.14.1 設置許可基準規則第 57 条への適合方針
設計基準事故対処設備の電源が喪失したことにより重大事故等が発生した場合において炉心の著しい損傷，原子炉格納容器の破損，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷及び運転停止中原子炉内燃料体の著しい損傷を防止するために必要な電力を確保するために可搬型代替交流電源設備，常設代替交流電源設備，所内蓄電式直流電源設備（常設代替直流電源設備を含む），可搬型直流電源設備，号炉間
電力融通電気設備，代替所内電気設備を設ける設計とする。
(1) 可搬型代替交流電源設備（設置許可基準解釈の第 1 項 a）ⅰ））
設計基準事故対処設備の交流電源が喪失（全交流動力電源喪失）した場合，非常用所内電気設備又は代替所内電気設備に電源を供給することにより，重大事故等が発生した場合において炉心の著しい損傷，原子炉格納容器の破損，使用済燃料プー
ル内の燃料体等の著しい損傷及び運転停止中原子炉内燃料体の著しい損傷を防止することを目的として，可搬型代替交流電源設備を設ける設計とする。
可搬型代替交流電源設備は，電源車を運転することで，非常用所内電気設備又は代替所内電気設備への電源供給が可能な設計とする。また，軽油タンクからタンク
ローリ（4kL）を用いて燃料を運搬し，電源車に燃料補給する設計とする。
可搬型代替交流電源設備は，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備，及びその燃料補給系統に対し，独立性を有し，位置的分散を図る設計とする。
(2) 常設代替交流電源設備（設置許可基準解釈の第 1 項 a）ⅱ））
設計基準事故対処設備の交流電源が喪失（全交流動力電源喪失）した場合，非常用所内電気設備又は代替所内電気設備に電源を供給することにより，重大事故等が発生した場合において炉心の著しい損傷，原子炉格納容器の破損，使用済燃料プー
ル内の燃料体等の著しい損傷及び運転停止中原子炉内燃料体の著しい損傷を防止することを目的として，常設代替交流電源設備を設ける設計とする。
常設代替交流電源設備は，第一ガスタービン発電機を運転し，代替所内電気設備の緊急用断路器，及び緊急用電源切替箱断路器を操作することで，非常用所内電気
設備又は代替所内電気設備に電源供給する設計とする。また，軽油タンクからタン
クローリ（16kL）を用いて燃料を運搬し，第一ガスタービン発電機用燃料タンクに燃料補給する設計とし，第一ガスタービン発電機用燃料タンクから第一ガスタービ
ン発電機用燃料移送ポンプを用いて第一ガスタービン発電機に燃料移送する設計とする。
常設代替交流電源設備は，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備，及びその燃料補給系統に対し，独立性を有し，位置的分散を図る設計とする。

添 3.14-2

(3) 所内蓄電式直流電源設備（常設代替直流電源設備を含む）（設置許可基準解釈の第 1 項 b））
設計基準事故対処設備の交流電源が喪失（全交流動力電源喪失）した場合，直流電源が必要な設備に電源を供給することにより，重大事故等が発生した場合において炉心の著しい損傷，原子炉格納容器の破損，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷及び運転停止中原子炉内燃料体の著しい損傷を防止することを目的として，所内蓄電式直流電源設備（常設代替直流電源設備を含む）を設ける設計とする。
所内蓄電式直流電源設備は，全交流動力電源喪失直後に直流 125V 蓄電池 A から
設計基準事故対処設備（重大事故等対処設備を含む），AM 用直流 125V 蓄電池から重大事故等対処設備に電源供給を行い，直流 125V 蓄電池 A-2 は待機状態にある。全交流動力電源喪失から 8 時間を経過した時点で，直流 125V 蓄電池 A の一部負荷の電源を直流 125V 蓄電池 A-2 に切り替えるとともに，不要な負荷の切り離しを行う。
さらに，全交流動力電源喪失から 19 時間を経過した時点で，直流 125V 蓄電池 A-2の負荷の電源を AM 用直流 125V 蓄電池に切替えを行う設計とする。その後，運転継続することにより全交流動力電源喪失から 24 時間必要な負荷に電源供給することを可能な設計とする。
なお，常設代替直流電源設備は，全交流動力電源喪失から 24 時間，AM 用直流 125V蓄電池から重大事故等対処設備に電源供給を行う設計とする。
所内蓄電式直流電源設備は，設計基準事故対処設備である非常用直流電源設備 B
系，C 系及び D 系に対し，独立性を有し，位置的分散を図る設計とする。なお，常設代替直流電源設備は，設計基準事故対処設備である非常用直流電源設備 A 系，B系，C 系及び D 系に対し，独立性を有し，位置的分散を図る設計とする。
(4) 可搬型直流電源設備（設置許可基準解釈の第 1 項 c））
設計基準事故対処設備の交流電源及び直流電源が喪失した場合，直流電源が必要な設備に電源を供給することにより，重大事故等が発生した場合において炉心の著
しい損傷，原子炉格納容器の破損，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷及び運転停止中原子炉内燃料体の著しい損傷を防止することを目的として，可搬型直
流電源設備を設ける設計とする。
可搬型直流電源設備は，可搬型代替交流電源設備から代替所内電気設備を介して，
AM 用直流 125V 充電器を充電することにより，必要な設備に 24 時間以上電源供給する。
可搬型直流電源設備は，設計基準事故対処設備である非常用直流電源設備 A 系，
B 系，C 系及び D 系，及び充電器に電源を供給する非常用ディーゼル発電機とその燃料補給系統に対し，独立性を有し，位置的分散を図る設計とする。

添 3.14-3

(5) 号炉間電力融通電気設備（設置許可基準解釈の第 1 項 d））
設計基準事故対処設備の交流電源が喪失（全交流動力電源喪失）した場合，他号炉から号炉間電力融通ケーブルに電源を供給することにより，重大事故等が発生した場合において炉心の著しい損傷，原子炉格納容器の破損，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷及び運転停止中原子炉内燃料体の著しい損傷を防止することを目的として，号炉間電力融通電気設備を設ける設計とする。
号炉間電力融通電気設備は，号炉間電力融通ケーブルを 6 号及び 7 号炉の緊急用
電源切替箱断路器に手動で接続することで，非常用所内電気設備に電源供給を行う。
(6) 代替所内電気設備（設置許可基準解釈の第 1 項 e））
設計基準事故対処設備の非常用所内電気設備が喪失した場合，常設代替交流電源
設備又は可搬型代替交流電源設備から必要な設備に電源を供給するための電気設
備及び電路を設置することにより，重大事故等が発生した場合において炉心の著しい損傷，原子炉格納容器の破損，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷及び運転停止中原子炉内燃料体の著しい損傷を防止することを目的として，代替所内電気設備を設ける設計とする。
代替所内電気設備は，緊急用断路器，緊急用電源切替箱断路器，緊急用電源切替
箱接続装置，AM 用動力変圧器，AM 用 MCC，AM 用切替盤により，設計基準事故対処設備である非常用所内電気設備と，重大事故等が発生した場合において，共通要因である地震，津波，火災及び溢水により，同時に機能喪失しないとともに，非常用
所内電気設備を含めて少なくとも 1 系統は人の接近性を確保する設計とする。

添 3.14-4その他，設計基準対象施設であるが，想定される重大事故時等においてその機能を考慮するため，以下の設備を重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置づける。
(7) 非常用交流電源設備
外部電源が喪失した場合，非常用所内電気設備に電源を供給することにより，重大事故等が発生した場合において炉心の著しい損傷，原子炉格納容器の破損，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷及び運転停止中原子炉内燃料体の著しい損傷を防止することを目的として，非常用交流電源設備を設ける設計とする。
(8) 非常用直流電源設備
全交流動力電源が喪失した場合，直流電源が必要な設備に電源を供給することにより，重大事故等が発生した場合において炉心の著しい損傷，原子炉格納容器の破損，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷及び運転停止中原子炉内燃料体の著しい損傷を防止することを目的として，非常用直流電源設備を設ける設計とする。

なお，重大事故等発生時に重大事故等対処設備の補機駆動用の軽油を補給するために，以下を整備する。
(9) 燃料補給設備
燃料補給設備は，重大事故等発生時に重大事故等対処設備で使用する軽油が，枯渇をすることを防止するため，補機駆動用の軽油を補給することを目的として使用する。

添 3.14-5

なお，電源設備の自主対策設備として，以下を整備する。
(10) 第二代替交流電源設備
常設代替交流電源設備に関連する自主対策設備として，設計基準事故対処設備の交流電源が喪失（全交流動力電源喪失）した場合，非常用所内電気設備又は代替所
内電気設備に電源を供給することにより，重大事故等が発生した場合において炉心の著しい損傷，原子炉格納容器の破損，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損
傷及び運転停止中原子炉内燃料体の著しい損傷を防止することを目的として，第二代替交流電源設備を設ける設計とする。
(11) 直流給電車
可搬型直流電源設備に関連する自主対策設備として，設計基準事故対処設備の電源喪失（全交流電源及び全直流電源），及び重大事故等対処設備の電源喪失（常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備及び常設代替直流電源設備）により，重大事故に至るおそれがある事故が発生した場合において，炉心の著しい損傷を防止するために，原子炉隔離時冷却系，逃がし安全弁及び当該機器の計測制御設備に必要な電力を供給するために，直流給電車を設ける設計とする。
(12) 号炉間連絡ケーブル
号炉間電力融通電気設備に関連する自主対策設備として，外部電源及び非常用直流電源喪失後，他号炉の非常用モータ・コントロール・センタから自号炉の非常用
モータ・コントロール・センタに電源供給することで，非常用ディーゼル発電機の起動に必要な制御電源を確保できるように，号炉間連絡ケーブルを設ける設計する。
(13) 荒浜側緊急用高圧母線
代替所内電気設備に関連する自主対策設備として，第二ガスタービン発電機から
非常用高圧母線への電源供給ラインの多重化を図るため，荒浜側緊急用高圧母線を設ける設計とする。第二ガスタービン発電機から荒浜側緊急用高圧母線を経由し，緊急用電源切替箱断路器に至る電路は，洞道を経由する電路としており，ケーブル
トラフ及び多孔管を用いる屋外電路と位置的分散を図る設計とする。
(14) 大湊側緊急用高圧母線
代替所内電気設備に関連する自主対策設備として，第二ガスタービン発電機から
非常用高圧母線への電源供給ラインの多重化を図るため，大湊側緊急用高圧母線を設ける設計とする。第二ガスタービン発電機から大湊側緊急用高圧母線を経由し，緊急用電源切替箱接続装置に至る屋外電路は，ケーブルトラフ及び多孔管を用いた敷設としており，洞道を経由する電路と位置的分散を図る設計とする。

添 3.14-6

3.14.2

重大事故等対処設備

3.14.2.1 可搬型代替交流電源設備
3.14.2.1.1 設備概要
可搬型代替交流電源設備は，設計基準事故対処設備の交流電源が喪失（全交流動
力電源喪失）した場合，非常用所内電気設備又は代替所内電気設備に電源を供給することにより，重大事故等が発生した場合において炉心の著しい損傷，原子炉格納容器の破損，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷及び運転停止中原子炉内
燃料体の著しい損傷を防止することを目的として設置するものである。
可搬型代替交流電源設備の電気系統は，ディーゼルエンジン及び発電機を搭載した「電源車」，代替所内電気設備として電路を構成する「緊急用電源切替箱断路器」，「緊急用電源切替箱接続装置」及び「AM 用動力変圧器」，電源供給先である「非常用高圧母線 C 系」，「非常用高圧母線 D 系」及び「AM 用 MCC」で構成する。可搬型代
替交流電源設備の燃料系統は，燃料を保管する「軽油タンク」，軽油タンクから電源車まで燃料を運搬する「タンクローリ（4kL）」で構成する。
可搬型代替交流電源設備は，電源車を非常用高圧母線 C 系及び非常用高圧母線 D系，又は AM 用 MCC に接続することで電力を供給できる設計とする。
本系統全体の概要図を図 3.14-1～6 に，本系統に属する重大事故等対処設備を表3.14-1 に示す。
本系統は，電源車を所定の接続先（動力変圧器 C 系，AM 用動力変圧器，緊急用電
源切替箱接続装置又は代替原子炉補機冷却系）に接続し，緊急用電源切替箱断路器の系統構成を行った後，電源車の操作ボタンにより起動し，運転を行うものである。
また，電源車の運転中は，軽油タンクからタンクローリ（4kL）により燃料を電源車に補給することで電源車の運転を継続する。
可搬型代替交流電源設備の設計基準事故対処設備に対する独立性及び位置的分散については 3.14.2.1.3 項に詳細を示す。
なお，代替原子炉補機冷却系については，「3.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備（設置許可基準規則 48 条に対する方針を示す章）」で示す。

添 3.14-7

第二ガスタービン発電機

添 3.14-8

図 3.14-1 可搬型代替交流電源設備系統図（電源車～緊急用電源切替箱接続装置～非常用高圧母線 C 系及び D 系電路）

GTG

GTG

【凡例】

第一
ガスタービン
発電機

荒浜側
緊急用高圧母線

GTG

GTG

GTG

：ガスタービン発電機

D/G：非常用ディーゼル発電機：遮断器
大湊側緊急用
高圧母線：断路器：配線用遮断器

緊急用断路器
：接続装置
：切替装置

6号炉

7号炉
緊急用
電源切替箱
断路器
緊急用
電源切替箱
接続装置

D/G

電源
車

D/G
(6B)

非常用高圧
母線 6C

非常用高圧
母線 6D
AM用
動力変圧器

非常用低圧
母線 6C-1

MCC 6C系

AM用MCC
代替所内
電気設備

AM用直流
125V充電器

(7B)

非常用高圧
母線 7C

非常用高圧
母線 7D

動力変圧器

非常用低圧
母線 6D-1

非常用低圧
母線 7C-1

MCC 7C系

非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

AM用
動力変圧器

M

動力変圧器
非常用低圧
母線 7D-1

AM用MCC
代替所内
電気設備

MCC 7D系

非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】
AM用切替盤
7B

AM用切替盤
7A
M

D/G

(7A)

動力変圧器

AM用切替盤
6B

AM用切替盤
6A
M

電源車

MCC 6D系

非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】

緊急用
電源切替箱
接続装置

D/G

(6A)

動力変圧器

非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

MCC：モータ・コントロール・
センタ

緊急用
電源切替箱
断路器

AM用直流
125V充電器

M第二ガスタービン発電機
GTG

GTG

添 3.14-9

図 3.14-2 可搬型代替交流電源設備系統図（電源車～動力変圧器Ｃ系～非常用高圧母線 C 系及び D 系電路）

【凡例】

第一
ガスタービン
発電機

荒浜側
緊急用高圧母線

GTG

GTG

GTG

：ガスタービン発電機

D/G：非常用ディーゼル発電機：遮断器
大湊側緊急用
高圧母線：断路器：配線用遮断器

緊急用断路器
：接続装置
：切替装置

6号炉

7号炉
緊急用
電源切替箱
断路器
緊急用
電源切替箱
接続装置

D/G

D/G

D/G

(6B)

(7A)

(7B)

非常用高圧
母線 6C 電源

非常用高圧
母線 6D

非常用高圧
母線 7C 電源

非常用高圧
母線 7D

動力変圧器

動力変圧器

非常用低圧
母線 6D-1

非常用低圧
母線 7C-1

車

車

AM用
動力変圧器

非常用低圧
母線 6C-1

MCC 6C系

MCC 6D系

AM用MCC
代替所内
電気設備

MCC 7C系

非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】

AM用直流
125V充電器

AM用
動力変圧器

M

MCC 7D系

AM用MCC
非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】
AM用切替盤
7B

AM用切替盤
7A
M

動力変圧器
非常用低圧
母線 7D-1

代替所内
電気設備

AM用切替盤
6B

AM用切替盤
6A
M

緊急用
電源切替箱
接続装置

D/G

(6A)

動力変圧器

非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

MCC：モータ・コントロール・
センタ

緊急用
電源切替箱
断路器

AM用直流
125V充電器

M第二ガスタービン発電機
GTG

GTG

【凡例】

添 3.14-10

図 3.14-3 可搬型代替交流電源設備系統図（電源車～緊急用電源切替箱接続装置～AM 用 MCC 電路）

第一
ガスタービン
発電機

荒浜側
緊急用高圧母線

GTG

GTG

GTG

：ガスタービン発電機

D/G：非常用ディーゼル発電機：遮断器
大湊側緊急用
高圧母線：断路器：配線用遮断器

緊急用断路器
：接続装置
：切替装置

6号炉

7号炉
緊急用
電源切替箱
断路器
緊急用
電源切替箱
接続装置

D/G

電源
車

D/G
(6B)

非常用高圧
母線 6C

非常用高圧
母線 6D
AM用
動力変圧器

非常用低圧
母線 6C-1

MCC 6C系

AM用MCC

代替所内
電気設備

AM用直流
125V充電器

(7B)

非常用高圧
母線 7C

非常用高圧
母線 7D

動力変圧器

非常用低圧
母線 6D-1

非常用低圧
母線 7C-1

AM用
動力変圧器

非常用低圧
母線 7D-1

代替所内
電気設備

M

MCC 7D系

非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】
AM用切替盤
7B

AM用切替盤
7A
M

動力変圧器

AM用MCCMCC 7C系

非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

D/G

(7A)

動力変圧器

AM用切替盤
6B

AM用切替盤
6A
M

電源車

MCC 6D系

非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】

緊急用
電源切替箱
接続装置

D/G

(6A)

動力変圧器

非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

MCC：モータ・コントロール・
センタ

緊急用
電源切替箱
断路器

AM用直流
125V充電器

M第二ガスタービン発電機
GTG

GTG

【凡例】

第一
ガスタービン
発電機

添 3.14-11

図 3.14-4 可搬型代替交流電源設備系統図（電源車～AM 用動力変圧器～AM 用 MCC 電路）

荒浜側
緊急用高圧母線

GTG

GTG

GTG

：ガスタービン発電機

D/G：非常用ディーゼル発電機：遮断器
大湊側緊急用
高圧母線：断路器：配線用遮断器

緊急用断路器
：接続装置
：切替装置

6号炉

7号炉
緊急用
電源切替箱
断路器
緊急用
電源切替箱
接続装置

D/G

D/G

D/G

(6B)

(7A)

(7B)

非常用高圧
母線 6C 電源

非常用高圧
母線 6D

非常用高圧
母線 7C 電源

非常用高圧
母線 7D

動力変圧器

動力変圧器

非常用低圧
母線 6D-1

非常用低圧
母線 7C-1

車

車

AM用
動力変圧器

非常用低圧
母線 6C-1

MCC 6C系

MCC 6D系

AM用MCC
代替所内
電気設備

MCC 7C系

非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】

AM用直流
125V充電器

AM用
動力変圧器

AM用MCCM

MCC 7D系
非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】
AM用切替盤
7B

AM用切替盤
7A
M

動力変圧器
非常用低圧
母線 7D-1

代替所内
電気設備

AM用切替盤
6B

AM用切替盤
6A
M

緊急用
電源切替箱
接続装置

D/G

(6A)

動力変圧器

非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

MCC：モータ・コントロール・
センタ

緊急用
電源切替箱
断路器

AM用直流
125V充電器M(その 1)

図 3.14-5(その 2)

可搬型代替交流電源設備系統図（代替原子炉補機冷却系に接続）

添 3.14-12

図 3.14-6

可搬型代替交流電源設備系統図（燃料系統）

添 3.14-13

軽油タンク

電源車
仮設ホース

車載ポンプ

各設備への補給

防
油
堤

仮設ホース

タンクローリ(4kL)への補給

タンクローリ(4kL)

車載ポンプ
タンクローリ(4kL)表 3.14-1
設備区分
主要設備

附属設備
燃料流路
電路

可搬型代替交流電源設備に関する重大事故等対処設備一覧
設備名
電源車【可搬】
軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】－
軽油タンク出口ノズル・弁【常設】ホース【可搬】
電源車～緊急用電源切替箱接続装置～非常用高圧母線 C 系及び D 系電路（電源車～緊急用電源切替箱接続装置電路【可搬】）（緊急用電源切替箱接続装置～非常用高圧母線 C 系及び D 系電路【常設】）電源車～動力変圧器 C 系～非常用高圧母線 C 系及び D 系電路（電源車～動力変圧器 C 系電路【可搬】）（動力変圧器 C 系～非常用高圧母線 C 系及び D 系電路【常設】）電源車～緊急用電源切替箱接続装置～AM 用 MCC 電路（電源車～緊急用電源切替箱接続装置電路【可搬】）（緊急用電源切替箱接続装置～AM 用 MCC 電路【常設】）電源車～AM 用動力変圧器～AM 用 MCC 電路（電源車～AM 用動力変圧器電路【可搬】）（AM 用動力変圧器～AM 用 MCC 電路【常設】）電源車～代替原子炉補機冷却系電路【可搬】
計装設備（補助）
M/C C 電圧【常設】M/C D 電圧【常設】第一 GTG 発電機電圧【常設】※1：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いる補助パラ
メータ※1

添 3.14-14

3.14.2.1.2 主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
(1)電源車（6 号及び 7 号炉共用）
エンジン
台数：8（予備 1）
使用燃料 ：軽油発電機
台数：8（予備 1）
種類
：同期発電機容量：約 500kVA/台
力率
：0.8
電圧
：6.9kV
周波数：50Hz
設置場所 ：原子炉建屋電源車第一設置場所及び第二設置場所，
タービン建屋電源車第一設置場所及び第二設置場所
保管場所 ：荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所(2)軽油タンク(6 号及び 7 号炉共用)
種類：たて置円筒形
容量：約 550kL/基
最高使用圧力 ：静水頭
最高使用温度 ：66℃
個数
：1（予備 3）
取付箇所
：屋外（6 号及び 7 号炉原子炉建屋東側）(3)タンクローリ（4kL）(6 号及び 7 号炉共用)
容量：約 4.0kL/台
最高使用圧力 ：24kPa[gage]
最高使用温度 ：40℃
個数
：3（予備 1）
設置場所
：屋外
保管場所
：荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所並びに 5 号
炉東側第二保管場所

添 3.14-15

3.14.2.1.3 独立性及び位置的分散の確保
可搬型代替交流電源設備は，表 3.14-2 で示すとおり地震，津波，火災及び溢水により同時に故障することを防止するため，非常用交流電源設備との独立性を確保す
る設計とする。
可搬型代替交流電源設備は，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備と同時にその機能が損なわれることがないよう，表 3.14-3 で示すとおり位置的分散を図った設計とする。電源については，電源車を非常用ディーゼル発電機と位置的分散
された屋外（荒浜側高台保管場所，大湊側高台保管場所）に保管し，使用場所についても非常用ディーゼル発電機と位置的分散された屋外（原子炉建屋電源車第一設置
場所，原子炉建屋電源車第二設置場所）に配置する設計とする。電路については，可搬型代替交流電源設備から非常用高圧母線 C 系及び非常用高圧母線 D 系を受電する
電路を，非常用交流電源設備から同母線を受電する電路に対して，独立した電路で系統構成することにより，共通要因によって同時に機能を損なわれないよう独立した設計とする。電源の冷却方式は非常用ディーゼル発電機の水冷式に対し，電源車は空冷式と多様性を確保する設計とする。燃料源については，非常用ディーゼル発電機は燃料ディタンクからの供給であるのに対し，電源車は車載燃料と位置的分散された配置設計とする。
可搬型代替交流電源設備のうち，電源車から代替原子炉補機冷却系に電源供給する場合は，可搬型設備による単独系統を構成するため，非常用交流電源設備と独立な構成とする設計とする。
（57-2, 57-3, 57-9）

添 3.14-16

項目
共通 地
要因 震
故障
津
波

火
災

溢
水

表 3.14-2 設計基準事故対処設備との独立性
設計基準事故対処設備
重大事故防止設備
非常用交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
設計基準事故対処設備の非常用交流電源設備は耐震 S クラス設計とし，重大事故防止設備である可搬型代替交流電源設備は基準地震動 Ss で機能維持できる設計とすることで，基準地震動 Ss が共通要因となり故障することのない設計とする。
設計基準事故対処設備を設置する屋外，原子炉建屋と，重大事故防止設
備を保管する荒浜側高台保管場所，大湊側高台保管場所は，ともに津波が到達しない位置とすることで，津波が共通要因となり故障することのない設計とする。
設計基準事故対処設備の非常用交流電源設備と，重大事故防止設備である可搬型代替交流電源設備は，火災が共通要因となり故障することのない設計とする（「共-7 重大事故等対処設備の内部火災に対する防護方針について」に示す）。
設計基準事故対処設備の非常用交流電源設備と，重大事故防止設備である可搬型代替交流電源設備は，溢水が共通要因となり故障することのない設計とする（「共-8 重大事故等対処設備の内部溢水に対する防護方針について」に示す）。

添 3.14-17

表 3.14-3 位置的分散
設計基準事故対処設備
重大事故防止設備
非常用交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
電源
非常用ディーゼル発電機
電源車＜原子炉建屋内の原子炉区 ＜荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管
域外地上 1 階＞
場所＞
電路
非常用ディーゼル発電機
電源車～緊急用電源切替箱接続装置～非常用高圧母線電路～非常用高圧母線 C 系及び D 系電路
電源車～動力変圧器 C 系～非常用高圧母線 C 系及び D 系電路
電源車～緊急用電源切替箱接続装置～AM 用 MCC 電路
電源車～AM 用動力変圧器～AM 用 MCC 電路
電源車～代替原子炉補機冷却系電路
電源供 非常用高圧母線 C 系
非常用高圧母線 C 系
給先
非常用高圧母線 D 系
非常用高圧母線 D 系
非常用高圧母線 E 系＜いずれも原子炉建屋内の原子炉区域外地＜いずれも原子炉建屋内の 下 1 階＞
原子炉区域外地下 1 階＞
AM 用 MCC＜原子炉建屋内の原子炉区域外地上 4 階＞
代替原子炉補機冷却系＜タービン建屋脇＞
電源の 水冷式
空冷式
冷却方
式
燃料源 軽油タンク
軽油タンク＜原子炉建屋東側軽油タン ＜原子炉建屋東側軽油タンク設置場所＞
ク設置場所＞
燃料ディタンク＜原子炉建屋内の原子炉区
域外地上 3 階＞
燃料流 燃料移送ポンプ
タンクローリ（4kL）
路＜原子炉建屋東側軽油タン ＜荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管
ク設置場所＞
場所並びに 5 号炉東側第二保管場所＞

添 3.14-18

3.14.2.1.4 設置許可基準規則第 43 条への適合方針
3.14.2.1.4.1 設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
ａ）電源車（6 号及び 7 号炉共用）
可搬型代替交流電源設備の電源車は，可搬型で屋外に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，屋外の環境条件を考慮し，以下の表 3.14-4 に示す設計とする。
（57-2）
表 3.14-4想定する環境条件及び荷重条件（電源車）
対応
屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対策及び凍結対策を行える設計とする。
海水を通水することはない。

環境条件等
温度・圧力・
湿度・放射線
屋外の天候による影響
海水を通水する系統への影響地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認し，治具や輪留め等により転倒防止対策を行う。
風（台風）・積 屋外で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないことを応力
雪評価により確認する。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

添 3.14-19ｂ）軽油タンク(6 号及び 7 号炉共用)
可搬型代替交流電源設備の軽油タンクは，常設で屋外に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，屋外の環境条件を考慮し，以下の表 3.14-5 に示す設計とする。
（57-2, 57-3）
表 3.14-5

想定する環境条件及び荷重条件（軽油タンク）
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・ 屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えら放射線れる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による 降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対策及影響
び凍結対策を行える設計とする。
海水を通水する系 海水を通水することはない。
統への影響
地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する。
（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）
風（台風）・積雪
屋外で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないこと
を応力評価により確認する。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

添 3.14-20ｃ）タンクローリ（4kL）(6 号及び 7 号炉共用)
可搬型代替交流電源設備のタンクローリ（4kL）は，可搬型で屋外に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，屋外の環境条件を考慮し，以下の表 3.14-6 に示す設計とする。
（57-2, 57-3）
表 3.14-6 想定する環境条件及び荷重条件（タンクローリ（4kL））
環境条件等
対応
温度・圧力・ 屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる
湿度・放射線 性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候に 降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対策及び凍よる影響
結対策を行える設計とする。
海水を通水す 海水を通水することはない。
る系統への影響地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認し，治具や輪留め等により転倒防止対策を行う。
風（台風）・積 屋外で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないことを応力
雪評価により確認する。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

添 3.14-21

(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
可搬型代替交流電源設備のうち，電源車から非常用高圧母線 C 系及び D 系，
又は AM 用 MCC を受電する系統で，操作が必要な軽油タンク出口弁，タンクローリ（4kL）付ポンプ，電源車，代替所内電気設備及び非常用所内電気設備の各遮断器，断路器については，現場で容易に操作可能な設計とする。表 3.14-7～
11 に操作対象機器の操作場所を示す。
（57-2, 57-3）
表 3.14-7 操作対象機器（軽油タンク～電源車流路）
機器名称
状態の変化 操作場所
軽油タンク出口弁
弁閉→弁開 原子炉建屋東側の屋外
タンクローリ（4kL） 停止→運転 原子炉建屋東側の屋外付ポンプタンクローリ（4kL） 停止→運転 原子炉建屋電源車第一設置場所
付ポンプ
タンクローリ（4kL） 停止→運転 原子炉建屋電源車第二設置場所
付ポンプ
タンクローリ（4kL） 停止→運転 タービン建屋電源車第一設置場
付ポンプ所及び第二設置場所

操作方法
手動操作
スイッチ操作
スイッチ操作
スイッチ操作
スイッチ操作

表 3.14-8 操作対象機器（電源車～緊急用電源切替箱接続装置～非常用高圧母線 C 系及び D 系電路）
機器名称
状態の変化
操作場所
操作方法
電源車
発電機
停止→運転
原子炉建屋電源車
ボタン操作
第一設置場所
遮断器
切→入緊急用電源切替箱断路器
入→切コントロール建屋
断路器操作（非常用所内電気設備側）
地上 2 階
非常用高圧母線 C 系遮断器
切→入原 子 炉 建 屋 内 の 原 スイッチ操作（緊急用電源切替箱接続装置側）
子炉区域外地下 1 階
非常用高圧母線 D 系遮断器
切→入原 子 炉 建 屋 内 の 原 スイッチ操作（緊急用電源切替箱接続装置側）
子炉区域外地下 1 階

添 3.14-22

表 3.14-9 操作対象機器（電源車～動力変圧器 C 系～非常用高圧母線 C 系及び D 系電路）
機器名称
状態の変化
操作場所
操作方法
電源車
発電機
停止→運転
原子炉建屋電源車
ボタン操作
第二設置場所
遮断器
切→入緊急用電源切替箱断路器
入→切コントロール建屋
断路器操作（非常用所内電気設備側）
地上 2 階
非常用高圧母線 C 系遮断器
切→入
原子炉建屋内の原子 スイッチ操作（緊急用電源切替箱接続装炉区域外地下 1 階
置側）
非常用高圧母線 D 系遮断器
切→入
原子炉建屋内の原子 スイッチ操作（緊急用電源切替箱接続装炉区域外地下 1 階
置側）
表 3.14-10 操作対象機器（電源車～緊急用電源切替箱接続装置～AM 用 MCC 電路）
機器名称
状態の変化 操作場所
操作方法
電源車
発電機
停止→運転 原子炉建屋電源車 ボタン操作
第一設置場所
遮断器
切→入緊急用電源切替箱断路器 入→切コントロール建屋 断路器操作（緊急用断路器側）
地上 2 階緊急用電源切替箱断路器 切→入コントロール建屋 断路器操作（代替所内電気設備側）
地上 2 階表 3.14-11 操作対象機器（電源車～AM 用動力変圧器～AM 用 MCC 電路）
機器名称
状態の変化 操作場所
操作方法
電源車 発電機 停止→運転 原子炉建屋電源車 ボタン操作
第二設置場所
遮断器 切→入添 3.14-23

可搬型代替交流電源設備のうち電源車から代替原子炉補機冷却系へ電源供給する系統で，操作が必要な軽油タンク出口弁，タンクローリ（4kL）付ポン
プ，電源車については，現場で容易に操作可能な設計とする。表 3.14-12～13に操作対象機器の操作場所を示す。
（57-2, 57-3）
表 3.14-12 操作対象機器（軽油タンク～電源車流路）
機器名称
状態の変化 操作場所
操作方法
軽油タンク出口弁
弁閉→弁開 原子炉建屋東側の屋外
手動操作
タンクローリ（4kL） 停止→運転 原子炉建屋東側の屋外
スイッチ操作付ポンプ
タンクローリ（4kL） 停止→運転 タービン建屋電源車第一設置 スイッチ操作
付ポンプ
場所及び第二設置場所
表 3.14-13
機器名称
電源車

発電機
遮断器

操作対象機器（電源車～代替原子炉補機冷却系電路）
状態の変化 操作場所
操作方法
停止→運転 タービン建屋電源車第一設 ボタン操作
置場所及び第二設置場所
切→入

添 3.14-24以下に，可搬型代替交流電源設備を構成する主要設備の操作性を示す。
ａ）電源車（6 号及び 7 号炉共用）
可搬型代替交流電源設備の電源車は，原子炉建屋に設置している接続口まで移動可能な車両設計とするとともに，設置場所にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。また，電源車は，付属の操作スイッチ等により，設置場所での操作が可能な設計とする。電源車の現場操作パネルは，誤操作防止のために名称を明記することで操作者の操作，監視性を考慮しており，かつ，十分な操作空間を確保し，容易に操作可能とする。電源車のケーブル敷設は高所にある建屋貫通部にて行う必要があるが，あらかじめはしごを設けることで容易に昇降可能とする。また，電源車は 2 台同期運転が可能な設計とする。
（57-2, 57-3）ｂ）軽油タンク(6 号及び 7 号炉共用)
軽油タンクの軽油タンク出口弁については，屋外の場所から手動操作で弁を開閉することが可能な設計とする。
（57-2, 57-3）ｃ）タンクローリ（4kL）(6 号及び 7 号炉共用)
タンクローリ（4kL）については，付属の操作ハンドルからのハンドル操作で起動する設計とする。タンクローリ（4kL）は付属の操作ハンドルを操作するにあたり，運転員のアクセス性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，それぞれの操作対象については銘板をつけることで識別可能とし，運転員の操
作・監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。
タンクローリ（4kL）は，接続口まで屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。
ホースの接続に当たっては，特殊な工具，及び技量は必要とせず，専用の接続方式である専用金具にすることにより，確実に接続可能な設計とする。
（57-2, 57-3）

添 3.14-25

(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
ａ）電源車（6 号及び 7 号炉共用）
可搬型代替交流電源設備の電源車は，表 3.14-14 に示すように運転中又は停止中に機能・性能試験，分解検査又は取替えが可能な設計とする。また，電源
車は，車両として運転状態の確認及び外観検査が可能な設計とする。
可搬型代替交流電源設備の電源車は，運転性能の確認として，電源車の運転状態として発電機電圧，電流，周波数を確認可能な設計とし，模擬負荷を接続することにより出力性能の確認を行う。また，電源車の部品状態の確認として，非破壊検査や目視により性能に影響を及ぼすおそれのある傷，割れ等がないことの確認を行う。また，電源車ケーブルの絶縁抵抗測定が可能な設計とする。
（57-4）

プラント状態
運転中

停止中

表 3.14-14
項目

電源車の試験及び検査
内容
模擬負荷による電源車の出力性能（発電機電圧，電流，周波数）の確認
機能・性能試験
電源車の運転状態の確認
電源車の絶縁抵抗の確認
電源車の部品の状態を，試験及び目視
分解検査
により確認
外観検査
電源車の目視点検模擬負荷による電源車の出力性能（発電機電圧，電流，周波数）の確認
機能・性能試験
電源車の運転状態の確認
電源車の絶縁抵抗の確認
ケーブルの絶縁抵抗の確認
電源車の部品の状態を，試験及び目視
分解検査
により確認
外観検査
電源車の目視点検

添 3.14-26ｂ）軽油タンク(6 号及び 7 号炉共用)
可搬型代替交流電源設備の軽油タンクは，表 3.14-15 に示すように発電用原子炉の運転中及び停止中に外観検査が可能な設計とする。軽油タンク内面の確認として，目視により性能に影響を及ぼすおそれのある傷，割れ等がないことが確認可能な設計とする。具体的にはタンク上部のマンホールが開放可能であり，内面の点検が可能な設計とする。軽油タンクの漏えい検査が実施可能な設計とする。具体的には漏えい検査が可能な隔離弁を設ける設計とする。軽油タ
ンクの定例試験として油面レベルの確認が可能な計器を設ける設計とする。
（57-4）

プラント状態
運転中
停止中

表 3.14-15 軽油タンクの試験及び検査
項目
内容
外観検査
軽油タンクの油面レベルの確認
外観検査
軽油タンクの外観
軽油タンク内面の状態を試験及び目視により確認
漏えいの有無の確認

ｃ）タンクローリ（4kL）(6 号及び 7 号炉共用)
可搬型代替交流電源設備のタンクローリ（4kL）は，表 3.14-16 に示すように発電用原子炉の運転中又は停止中に外観検査及び機能・性能の確認が可能な設計とする。タンクローリ（4kL）は油量，漏えいの確認が可能なように油面計
又は検尺口を設け，かつ，内部の確認が可能なようにマンホールを設ける設計とする。さらに，タンクローリ（4kL）は車両として運転状態の確認及び外観の確認が可能な設計とする。タンクローリ（4kL）付ポンプは，通常系統にて機能・性能確認ができる設計とし，分解が可能な設計とする。
ホースの外観検査として，機能・性能に影響を及ぼすおそれのある亀裂，腐食等がないことの確認を行うことが可能な設計とする。
（57-4）
表 3.14-16 タンクローリ（4kL）の試験及び検査
プラント状態項目内容
運転中
タンク，ホース外観の確認及びタンク又は
外観検査
内面の状態を目視により確認
停止中
漏えいの有無の確認
機能・性能試験
タンクの漏えい確認
車両検査
タンクローリ（4kL）の車両としての運
転状態の確認添 3.14-27

(4) 切替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
可搬型代替交流電源設備は，本来の用途以外の用途には使用しない。なお，必要な可搬型代替交流電源設備の操作の対象機器は(2)操作性の表 3.14-7～13と同様である。
可搬型代替交流電源設備のうち，電源車から非常用高圧母線 C 系及び D 系，
又は AM 用 MCC を電源供給する系統，及び軽油タンクから電源車まで燃料移送する系統において，非常用交流電源設備から可搬型代替交流電源設備へ切り替えるために必要な電源系統の操作は，想定される重大事故等時において，非常用交流電源設備の隔離，及び可搬型代替交流電源設備の接続として，非常用高圧母線 C 系及び非常用高圧母線 D 系の遮断器を設けることにより，通常時の系
統構成から速やかな切替えが可能な設計とする。また，必要な燃料系統の操作
は，軽油タンク出口弁を設けることにより速やかな切替えが可能な設計とする。
これにより図 3.14-7～9 で示すタイムチャートのとおり速やかに切替えが可能である。
（57-3）
経過時間（時）
1

手順の項目

2

4

3

要員（数）

ケーブ ル敷設，接続，電源車起動

4時間45分※2 電源車によ る Ｐ／Ｃ Ｃ系受電

4時間25分※2

電源接続前準備電源車(緊急用電源
切替箱接続装置に接続）
によるＰ／Ｃ Ｃ系
及びＰ／Ｃ Ｄ系受電

備考

8

7

6

5

4時間35分※2 電源車によ る Ｐ／Ｃ Ｄ系受電

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

2

現場運転員Ｃ，Ｄ

2

緊急時対策要員6

M/C D系及びP/C D系受電確認

M/C C系及びP/C C系受電確認

移動，電源接続前準備
M/C D系受電操作，P/C D系受電確認
移動，M/C C系受電操作，P/C C系受電確認

電源車移動 ※１
※１ 大湊側高台保管場所の電源車を 使用する 場合は，30分と想定する 。

ケーブ ル準備ケーブ ル接続
電源車起動，給電※2 大湊側高台保管場所の電源車を使用する場合は，電源車による給電開始まで約4時間15分，P/C D系受電完了まで約4時間25分，P/C C系受電完了まで約4時間35分で可能である。

図 3.14-7

電源車による P/C 7C-1 及び P/C 7D-1 受電のタイムチャート
経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

90

100

要員（数）

タンクローリ配置

仮設フランジ取付け
緊急時対策要員120

備考

105分 ※1

移動 ※2

軽油タンクから
タンクローリ（4kL）への補給

110

以降，タンクローリから各機器等への 給油を実 施し，タン クロ ーリの軽 油残量 に応じて繰り 返 す。

2

補給準備
補給

※2 大湊側高台保管
場所のタンクローリ（4kL）を使用する場
合は移動時間を20分，5号炉東側第二保管場所のタンクローリ（4kL）を使用する場
合は移動時間を10分と想定する。

※1 大湊側高台保管場所のタンクローリ（4kL）を使用する場合は，95分以内で可能である。
5号炉東側第二保管場所のタンクローリ（4kL）を使用する場合は，85分以内で可能である。

図 3.14-8

軽油タンクからタンクローリ（4kL）への燃料補給のタイムチャート

添 3.14-28

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

70

80

90

備考

移動は，6号炉軽油タ
ンクから給油対象設
備までを想定する。
左記タイムチャートは標準的な場合の時間を示す。

給油準備・給油
緊急時対策要員

60

以降，各機器等への給油を繰り返し，タンクロ ーリ の軽油 残量 に応じ て軽油タン クか らタン クロ ーリ（4kL）への補給を繰り 返 す。
15分 ※

要員（数）
移動

タンクローリ（4kL）から各機器等への給油

50

2

片付け

※ 移動時間及び給油時間は，対象設備の配置場所及び燃料タンク容量により時間は前後する。
電源車（代替熱交換器車使用時は2台使用）へ給油する場合は，移動時間を2分，給油時間を5分，トータル約17分で可能である。
可搬型代替注水ポンプ（A-1級）へ給油する場合は，移動時間を2分，給油時間を1分，トータル約12分で可能である。
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）へ給油する場合は，移動時間を1分，給油時間を1分，トータル約11分で可能である。
5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備へ給油する場合は，移動時間を1分，給油時間を10分，トータル約20分で可能である。
モニタリング・ポスト用発電機へ給油する場合は，移動時間を6分，給油時間を2分，トータル約17分で可能である。
ディーゼル駆動消火ポンプへ給油する場合は，移動時間を3分，給油時間を2分，トータル約19分で可能である。
大容量送水車へ給油する場合は，移動時間を2分，給油時間を7分，トータル約19分で可能である。
仮設発電機（純水補給水系による復水貯蔵槽への補給で使用）へ給油する場合は，移動時間を3分，給油時間を4分，トータル約16分で可能である。
仮設発電機（原子炉隔離時冷却系現場起動時の排水処理で使用）へ給油する場合は，移動時間を1分，給油時間を2分，トータル約12分で可能である。

図 3.14-9

タンクローリ（4kL）から各機器等への燃料補給のタイムチャート＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての 1.14 で示すタイムチャート
可搬型代替交流電源設備のうち，電源車から代替原子炉補機冷却系への電源供給は，切替え操作が不要である。

添 3.14-29

(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
可搬型代替交流電源設備は，表 3.14-17 に示すように，通常時は電源となる電源車を代替所内電気設備又は非常用所内電気設備と切り離し，及びタンクローリ（4kL）を軽油タンク及び燃料移送ポンプと切り離して保管することで隔離する系統構成としており，重大事故等時に接続，弁操作，遮断器操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，非常用所内電気設備，代替所内電気設備及び非常用交流電源設備に対して悪影響を及ぼさない設計とする。
電源車及びタンクローリ（4kL）は治具や輪留めによる固定等をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
（57-3, 57-7）
表 3.14-17
取合系統
非常用所内
電気設備
代替所内
電気設備
代替所内
電気設備
非常用交流
電源設備

他系統との隔離駆動方式 動作
手動
通常時切り離し系統隔離
動力変圧器 C 系
（電源車の接続口）
緊急用電源切替箱接続装置
手動（電源車の接続口）
AM 用動力変圧器
手動（電源車の接続口）
軽油タンク
手動（タンクローリ（4kL）の接続口）

添 3.14-30

通常時切り離し通常時切り離し通常時切り離し(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設
置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
可搬型代替交流電源設備のうち，電源車から非常用高圧母線 C 系及び D 系，
又は AM 用 MCC を電源供給する系統，及び軽油タンクから電源車まで燃料移送する系統は，系統構成に操作が必要な機器の設置場所，操作場所を表 3.14-18に示す。これらの操作場所は，想定される事故時における放射線量が高くなる
おそれが少ないため，設置場所で操作可能な設計とする。
（57-2）

機器名称
電源車

軽油タンク
タンクローリ（4kL）

緊急用電源切替箱断路器
非常用高圧母線
C系
非常用高圧母線
D系

表 3.14-18 操作対象機器設置場所
設置場所
操作場所
原子炉建屋電源車
原子炉建屋電源車第一設置場所，
第一設置場所
原子炉建屋内の原子炉区域外
地下 1 階（6 号炉），
原子炉建屋内の原子炉区域外
地下 1 階及び地上 2 階（7 号炉）
原子炉建屋電源車
原子炉建屋電源車第二設置場所，
第二設置場所
原子炉建屋内の原子炉区域外
地下 1 階及び地上 4 階（6 号炉），
原子炉建屋内の原子炉区域外
地下 1 階及び地上 3 階（7 号炉）
原子炉建屋東側の屋外
原子炉建屋東側の屋外
原子炉建屋電源車
原子炉建屋電源車第一設置場所
第一設置場所
原子炉建屋電源車
原子炉建屋電源車第二設置場所
第二設置場所
原子炉建屋東側の屋外
原子炉建屋東側の屋外
コントロール建屋地上 2 階 コントロール建屋地上 2 階
原子炉建屋内の原子炉区域外
地下 1 階
原子炉建屋内の原子炉区域外
地下 1 階添 3.14-31

原子炉建屋内の原子炉区域外
地下 1 階
原子炉建屋内の原子炉区域外
地下 1 階また，可搬型代替交流電源設備のうち，電源車から代替原子炉補機冷却系を電源供給する場合，系統構成に操作が必要な機器の設置場所，操作場所を表
3.14-19 に示す。これらの操作場所は，想定される事故時における放射線量が高くなるおそれが少ないため，設置場所で操作可能な設計とする。
（57-2）
表 3.14-19 操作対象機器設置場所
機器名称
設置場所
操作場所
電源車
タービン建屋電源車第一設 タービン建屋電源車第一設
置場所及び第二設置場所
置場所及び第二設置場所
軽油タンク
原子炉建屋東側の屋外
原子炉建屋東側の屋外
タンクローリ（4kL）
タービン建屋電源車第一設 タービン建屋電源車第一設
置場所及び第二設置場所， 置場所及び第二設置場所，
原子炉建屋東側の屋外
原子炉建屋東側の屋外

添 3.14-32

3.14.2.1.4.2

設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 2 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
ｂ）軽油タンク(6 号及び 7 号炉共用)
可搬型代替交流電源設備の軽油タンクは，重大事故等時において，同時にその機能を発揮することを要求される重大事故等対処設備が，7 日間連続運転する場合に必要となる燃料量約 480kL を上回る，容量約 550kL を有する設計とする。
（57-5）(2) 共用の禁止（設置許可基準規則第 43 条第 2 項二）(ⅰ) 要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
ｂ）軽油タンク(6 号及び 7 号炉共用)
可搬型代替交流電源設備の軽油タンクは，第一ガスタービン発電機，電源車，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級），可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），大容量送水車（熱交換器ユニット用），大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），大容量送水車（海水取水用），モニタリング・ポスト用発電機及び 5 号炉原子炉建屋
内緊急時対策所用可搬型電源設備の燃料を貯蔵しており，共用により他号炉のタンクに貯蔵している燃料も使用可能となり，安全性の向上が図られることから，6 号及び 7 号炉で共用する設計とする。軽油タンクは，共用により悪影響を及ぼさないよう，6 号及び 7 号炉で必要な重大事故等対処設備の燃料を確保するとともに，号炉の区分けなくタンクローリ（4kL）を用いて燃料を利用できる設計とする。
なお，軽油タンクは，重大事故等時に重大事故等対処設備へ燃料補給を実施する場合のみ 6 号及び 7 号炉共用とする。

添 3.14-33

(3) 設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 2 項三）(ⅰ) 要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
可搬型代替交流電源設備のうち電源車接続先から非常用高圧母線 C 系及び D
系又は AM 用 MCC までの常設の電路は代替所内電気設備を経由する。
代替所内電気設備は，共通要因によって，設計基準事故対処設備の安全機能と同時に機能が損なわれるおそれがないよう，設計基準事故対処設備である非常用所内電気設備の各機器と表 3.14-20 のとおり多様性，位置的分散を図る設計とする。
電路については，代替所内電気設備を非常用所内電気設備に対して，独立した電路で系統構成することにより，共通要因によって同時に機能を損なわれな
いよう独立した設計とする。
（57-2, 57-3, 57-9）

添 3.14-34

表 3.14-20 多重性又は多様性，位置的分散（57-9 参照）
設計基準事故対処設備
重大事故防止設備
非常用交流電源設備
可搬型代替交流電源設備（非常用所内電気設備を経由） （代替所内電気設備を経由）
電源
非常用高圧母線
緊急用断路器
非常用動力変圧器＜7 号炉タービン建屋南側の屋外＞
非常用低圧母線
緊急用電源切替箱断路器
非常用 MCC＜コントロール建屋地上 2 階＞
＜いずれも原子炉建屋内の原 緊急用電源切替箱接続装置
子炉区域外地下 1 階及びコン ＜原子炉建屋内の原子炉区域外地下 1 階
トロール建屋地下 1 階＞
（6 号炉）＞＜原子炉建屋内の原子炉区域外地下 1 階
及び地上 2 階（7 号炉）＞
AM 用動力変圧器＜原子炉建屋内の原子炉区域外地上 4 階（6 号炉）＞＜原子炉建屋内の原子炉区域外地上 3 階（7 号炉）＞AM 用 MCC＜原子炉建屋内の原子炉区域外地上 4 階＞
電路
非常用ディーゼル発電機
電源車～非常用高圧母線電路～非常用高圧母線 C 系及び D 系電路
電源車～AM 用 MCC 電路
第一ガスタービン発電機～非常用高圧母線 C 系及び D 系電路
第一ガスタービン発電機～AM 用 MCC 電路
電 源 非常用高圧母線 C 系
非常用高圧母線 C 系
供 給 非常用高圧母線 D 系
非常用高圧母線 D 系
先
非常用高圧母線 E 系＜いずれも原子炉建屋内の原子炉区域外＜いずれも原子炉建屋内の原 地下 1 階＞
子炉区域外地下 1 階＞
AM 用 MCC＜原子炉建屋内の原子炉区域外地上 4 階＞

添 3.14-35

3.14.2.1.4.3

設置許可基準規則第 43 条第 3 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 3 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量に加え，十分に余裕のある容量を有するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
ａ）電源車（6 号及び 7 号炉共用）
電源車は，想定される重大事故等時において，最低限必要な交流設備に電力を供給できる容量を有するものを 1 セット 2 台使用する。保有数は，6 号及び7 号炉共用で 4 セット 8 台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 台（6 号及び 7 号炉共用）の合計 9 台を保管する。
具体的には，電源車は，常設代替交流電源設備が使用できる場合，残留熱除去系の除熱のため代替原子炉補機冷却系に電源供給する。電源車から代替原子炉補機冷却系を受電する場合は，電源車から負荷に直接接続する設備であることから，必要台数 1 セットに加えて予備を配備する。代替原子炉補機冷却系 1基に対し，必要となる負荷は，最大負荷約 441kW(その 1)，約 710kW(その 2)及び連続最大負荷約 221kW(その 1)，約 201kW(その 2)のため，力率を考慮して，500kVA/台の電源車が 2 台必要となる。なお，燃料補給時には電源車を交互に停止して燃料補給を行うことで停電を伴う必要が無く，電源供給を継続することが可能な設計とする。
電源車は，常設代替交流電源設備が使用できない場合，低圧代替注水系に関連する設備に電源供給する。電源車から非常用所内電気設備又は代替所内電気設備を受電する場合は，原子炉建屋外から電力を供給する可搬型代替交流電源設備に該当するため，必要設備を 2 セットに加えて予備を配備する。必要となる負荷は，最大負荷約 734kW(6 号炉)，約 754kW(7 号炉)及び連続最大負荷約699kW(6 号炉)，約 728kW(7 号炉)である。6 号及び 7 号炉の各号炉とも 500kVA/
台の電源車が 2 台必要である。
電源車を代替原子炉補機冷却系に接続する場合と，電源車を非常用所内電気
設備又は代替所内電気設備に接続する場合は，同時に使用することがないため，「共-4 可搬型重大事故等対処設備の必要数，予備数及び保有数について」に基づき，電源車は，重大事故等対処時に必要な台数 8 台，及び容量約 500kVA/
台を有する設計とする。加えて予備 1 台を有する設計とする。
(57-5)

添 3.14-36ｃ）タンクローリ（4kL）(6 号及び 7 号炉共用)
可搬型代替交流電源設備のタンクローリ（4kL）は，想定される重大事故等時において，その機能を発揮することが必要な重大事故等対処設備に，燃料を補給できる容量を有する設計とする。
容量としては重大事故等時において，同時にその機能を発揮することを要求される電源車，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級），可搬型代替注水ポンプ（A-2級），モニタリング・ポスト用発電機，大容量送水車（熱交換器ユニット用），
大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），大容量送水車（海水取水用），5 号炉
原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備の連続運転が可能な燃料を，それぞれ電源車，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級），可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），
モニタリング・ポスト用発電機，大容量送水車（熱交換器ユニット用），大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），大容量送水車（海水取水用），5 号炉原子炉
建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備に供給できる容量を有するものを 1 セ
ット 3 台使用する。保有数は 6 号及び 7 号炉共用で 1 セット 3 台と，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 台（共用）の合計 4 台を分散して保管する。
（57-5, 57-11）

添 3.14-37

(2) 確実な接続（設置許可基準規則第 43 条第 3 項二）(ⅰ) 要求事項
常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。）と接続するものにあっては，当該常設設備と容易かつ確実に接続することができ，かつ，二以上の系統又は発電用原子炉施設が相互に使用することができるよう，接続部の規格の統一その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
可搬型代替交流電源設備のうち，電源車から非常用高圧母線 C 系及び D 系，
又は AM 用 MCC を電源供給する系統，及び軽油タンクから電源車まで燃料移送する系統は，接続が必要なタンクローリ（4kL）ホース，電源車ケーブルについては，現場で容易に接続可能な設計とする。表 3.14-21～25 に対象機器の接続場所を示す。
（57-2, 57-8）
表 3.14-21
接続元機器名称

接続対象機器設置場所（軽油タンク～電源車流路）
接 続 先 機 器 接続場所
接続方法
名称
タンクローリ（4kL） 軽油タンク
原子炉建屋東側の フランジ接続
屋外
タンクローリ（4kL） 電源車
原子炉建屋電源車 ノズル接続
第一設置場所及び原子炉建屋電源車
第二設置場所
表 3.14-22 接続対象機器設置場所（電源車～緊急用電源切替箱接続装置～非常用高圧母線 C 系及び D 系電路）
接続元機器名称 接続先機器名称
接続場所
接続方法
電源車
緊急用電源切替箱 原子炉建屋内の原 ボルト・ネジ接続
接続装置
子炉区域外地下 1階（6 号炉）
原子炉建屋内の原
子炉区域外地上 2階（7 号炉）
原子炉建屋内の原 スリップオン接続
子炉区域外地上 1階

添 3.14-38

表 3.14-23 接続対象機器設置場所（電源車～動力変圧器 C 系～非常用高圧母線 C 系及び D 系電路）
接続元機器名称 接続先機器名称
接続場所
接続方法
電源車
動力変圧器 C 系
原子炉建屋内の原 ボルト・ネジ接続
子炉区域外地下 1階
原子炉建屋内の原 ボルト・ネジ接続
子炉区域外地上 1階
表 3.14-24 接続対象機器設置場所（電源車～緊急用電源切替箱接続装置～AM 用 MCC 電路）
接続元機器名称 接続先機器名称
接続場所
接続方法
電源車
緊急用電源切替箱 原子炉建屋内の原 ボルト・ネジ接続
接続装置
子炉区域外地下 1階（6 号炉）
原子炉建屋内の原
子炉区域外地上 2階（7 号炉）
原子炉建屋内の原 スリップオン接続
子炉区域外地上 1階
表 3.14-25 接続対象機器設置場所（電源車～AM 用動力変圧器～AM 用 MCC 電路）
接続元機器名称 接続先機器名称
接続場所
接続方法
電源車
AM 用動力変圧器
原子炉建屋内の原 ボルト・ネジ接続
子炉区域外地上 4階（6 号炉）
原子炉建屋内の原
子炉区域外地上 3階（7 号炉）
原子炉建屋内の原 ボルト・ネジ接続
子炉区域外地上 1階

添 3.14-39

可搬型代替交流電源設備のうち，電源車から代替原子炉補機冷却系を電源供給する系統は，接続が必要なタンクローリ（4kL）ホース，電源車ケーブルについては，現場で容易に接続可能な設計とする。表 3.14-26～27 に対象機器の接続場所を示す。
（57-2）
表 3.14-26
接続元機器名称

接続対象機器設置場所（軽油タンク～電源車流路）
接 続 先 機 器 接続場所
接続方法
名称
タンクローリ（4kL） 軽油タンク
原子炉建屋東側の フランジ接続
屋外
タンクローリ（4kL） 電源車
タービン建屋電源 ノズル接続
車第一設置場所及び第二設置場所
表 3.14-27 接続対象機器設置場所（電源車～代替原子炉補機冷却系電路）
接続元機器名称
接 続 先 機 器 接続場所
接続方法
名称
電源車
代 替 原 子 炉 タービン建屋
スリップオン接続
補機冷却系
北側及び西側代替
熱交換器設置場所（6 号炉）
西側及び南側代替
熱交換器設置場所（7 号炉）

添 3.14-40以下に，可搬型代替交流電源設備を構成する可搬型主要設備の確実な接続性を示す。
ａ）電源車（6 号及び 7 号炉共用）
可搬型代替交流電源設備の電源車は，建屋貫通の接続口にてケーブルを通線した後スリップオン接続又はボルト・ネジ接続すること，一般的な工具を用いてケーブルを確実に接続できる設計とすること，確実な接続ができるよう足場を設ける設計とすること，及び接続状態を目視で確認できることから，確実な接続が可能な設計とする。6 号及び 7 号炉において相互に使用することができるよう 6 号及び 7 号炉同一形状のスリップオン又は端子により接続を行う設計とする。電源車ケーブルは充電部が露出する場合に養生することにより 3 相間の絶縁を確保する設計とする。
（57-2, 57-8）
なお，可搬型代替交流電源設備の電源車の接続方法として，荒浜側常設代替
交流電源設備設置場所にある荒浜側緊急用高圧母線にボルト・ネジ接続し，緊急用高圧母線から各号炉の緊急用電源切替箱断路器を経由して非常用高圧母線 C 系及び D 系，又は AM 用 MCC を受電することが可能な設計とする。本接続方法は事業者の自主的な取り組みで運用するものである。
ｃ）タンクローリ（4kL）(6 号及び 7 号炉共用)
可搬型代替交流電源設備のタンクローリ（4kL）は 6 号及び 7 号炉が相互に使用することができるよう，軽油タンクから来るホースと接続口について，ホースと接続口を専用の接続方式である専用金具にすることに加え，接続口の口径を統一し，確実に接続ができる設計とする。
（57-2）

添 3.14-41

(3) 複数の接続口（設置許可基準規則第 43 条第 3 項三）(ⅰ) 要求事項
常設設備と接続するものにあっては，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外か
ら水又は電力を供給するものに限る。）の接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設けるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
ａ）電源車（6 号及び 7 号炉共用）
可搬型代替交流電源設備の電源車は，非常用高圧母線 C 系及び非常用高圧母線 D 系に電源供給する場合，及び AM 用 MCC に電源供給する場合それぞれにおいて，原子炉建屋の異なる面に位置的分散を図った二箇所の接続口を設置していることから，共通要因により接続不可とならない設計とする。
（57-2）
ｃ）タンクローリ（4kL）(6 号及び 7 号炉共用)
可搬型代替交流電源設備のタンクローリ（4kL）を接続する軽油タンクは 6 号
及び 7 号炉で計 4 基あり，6 号炉の軽油タンクと 7 号炉の軽油タンクは 100m 以
上離隔を確保しているため，各々の接続箇所が共通要因により接続不可とならない設計とする。
（57-2）(4) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項四）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において可搬型重大事故等対処設備を設置場所に据え付け，及び常設設備と接続することができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
可搬型代替交流電源設備の系統構成に操作が必要な可搬型設備の接続場所
は，(2)確実な接続の表 3.14-21～25 と同様である。これらの操作場所は，想定される事故時における放射線量が高くなるおそれが少ないため，設置場所で操作可能な設計とする。
（57-2）

添 3.14-42

(5) 保管場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項五）(ⅰ) 要求事項
地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロ
リズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管すること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
可搬型代替交流電源設備の可搬型設備である電源車及びタンクローリ（4kL）
は，地震，津波その他自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロ
リズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮し，非常用交流電源設備，常設代替交流電源設備（第一ガスタ
ービン発電機）と 100m 以上の離隔で位置的分散を図り，発電所敷地内の高台にある荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所並びに 5 号炉東側第二保管場所の複数箇所に分散して配置する設計とする。
（57-2）(6) アクセスルートの確保（設置許可基準規則第 43 条第 3 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，工場等内の道路及び通路が確保できるよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
可搬型代替交流電源設備は，想定される重大事故等が発生した場合においても，可搬型重大事故等対処設備の運搬，移動に支障をきたすことのないよう，
迂回路も考慮して複数のアクセスルートを確保する設計とする。
（「可搬型重大事故等対処設備保管場所及びアクセスルートについて」参照）（57-6）

添 3.14-43

(7) 設計基準事故対処設備及び常設重大事故防止設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 3 項七）(ⅰ) 要求事項
重大事故防止設備のうち可搬型のものは，共通要因によって，設計基準事故
対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設
重大事故防止設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
可搬型代替交流電源設備のうち，電源車から非常用高圧母線 C 系及び D 系，
又は AM 用 MCC を電源供給する系統，及び軽油タンクから電源車まで燃料移送する系統は，共通要因によって，設計基準事故対処設備及び常設重大事故防止
設備の安全機能と同時に機能が損なわれるおそれがないよう，設計基準事故対
処設備である非常用交流電源設備，及び常設重大事故防止設備の常設代替交流
電源設備の各機器と表 3.14-28 のとおり多様性及び位置的分散を図る設計とする。
（57-2, 57-3, 57-9）

添 3.14-44

電源

電路

電源
供給先

駆動方式
電源の
冷却方式
燃料源

表 3.14-28 多重性又は多様性，位置的分散
設計基準事故対処設備 常設重大事故防止設備 可搬型重大事故防止設備
非常用交流電源設備
常設代替交流電源設備 可搬型代替交流電源設備
非常用ディーゼル発電 第一ガスタービン発電 電源車
機
機＜荒浜側高台保管場所及＜原子炉建屋内の原子 ＜7 号炉タービン建屋
び大湊側高台保管場所
炉区域外地上 1 階＞
南側の屋外＞＞
非常用ディーゼル発電 第一ガスタービン発電 電源車
機
機～緊急用電源切替箱接続～非常用高圧母線電路 ～非常用高圧母線 C 系
装置及び D 系電路～非常用高圧母線 C 系及
第一ガスタービン発電
び D 系電路機
電源車～AM 用 MCC 電路～動力変圧器 C 系～非常用高圧母線 C 系及び D 系電路
電源車～緊急用電源切替箱接続
装置～AM 用 MCC 電路
電源車～AM 用動力変圧器～AM 用 MCC 電路
非常用高圧母線 C 系
非常用高圧母線 C 系
非常用高圧母線 C 系
非常用高圧母線 D 系
非常用高圧母線 D 系
非常用高圧母線 D 系
非常用高圧母線 E 系＜いずれも原子炉建屋 ＜いずれも原子炉建屋内＜いずれも原子炉建屋
内の原子炉区域外地の原子炉区域外地下 1
内の原子炉区域外地
下 1 階＞
階＞
下 1 階＞AM 用 MCC
AM 用 MCC＜原子炉建屋内の原子 ＜原子炉建屋内の原子炉炉区域外地上 4 階＞
区域外地上 4 階＞
ディーゼルエンジン
ガスタービンディーゼルエンジン
水冷式

空冷式

空冷式

軽油タンク
＜原子炉建屋東側軽油タンク設置場所＞
燃料ディタンク＜原子炉建屋内の原子炉区域外地上 3 階＞

軽油タンク
＜原子炉建屋東側軽油タンク設置場所＞
第一ガスタービン発電
機用燃料タンク＜7 号炉タービン建屋
南側設置場所＞

軽油タンク＜原子炉建屋東側軽油タ
ンク設置場所＞
電源車（車載燃料）＜荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所＞

添 3.14-45

燃料流路

燃料移送ポンプ
第一ガスタービン発電 タンクローリ（4kL）＜原子炉建屋東側軽油 機用燃料移送ポンプ＜荒浜側高台保管場所及タンク設置場所＞＜7 号炉タービン建屋
び大湊側高台保管場所
南側設置場所＞
並びに 5 号炉東側第二保管場所＞

添 3.14-46

また，可搬型代替交流電源設備のうち，電源車から代替原子炉補機冷却系を電源供給する系統は，共通要因によって，設計基準事故対処設備の安全機能と同時に機能が損なわれるおそれがないよう，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備の各機器と表 3.14-29 のとおり多様性，位置的分散を図る設計とする。
（57-2, 57-3, 57-9）

電源

電路

電源
供給先

表 3.14-29 多重性又は多様性，位置的分散
設計基準事故対処設備
常 設 重 大 事 可搬型重大事故防止設備
故防止設備
非常用交流電源設備（ 対 象 設 備 可搬型代替交流電源設備なし）
非常用ディーゼル発電機－
電源車＜原子炉建屋内の原子炉区域＜荒浜側高台保管場所及び外地上 1 階＞
大湊側高台保管場所＞
非常用ディーゼル発電機－
電源車～非常用高圧母線電路～代替原子炉補機冷却系
電路
非常用高圧母線 C 系－
代替原子炉補機冷却系
非常用高圧母線 D 系＜荒浜側高台保管場所及び非常用高圧母線 E 系
大湊側高台保管場所＞＜原子炉建屋内の原子炉区域
外地下 1 階＞
水冷式
－
空冷式

電源の
冷却方
式
燃料源
軽油タンク
－
＜原子炉建屋東側軽油タンク
設置場所＞
燃料ディタンク＜原子炉建屋内の原子炉区域外地上 3 階＞
燃 料 流 燃料移送ポンプ－路＜原子炉建屋東側軽油タンク
設置場所＞

添 3.14-47

軽油タンク＜原子炉建屋東側軽油タン
ク設置場所＞

タンクローリ（4kL）＜荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所並びに 5 号炉東側第二保管場
所＞

3.14.2.2 常設代替交流電源設備
3.14.2.2.1 設備概要
常設代替交流電源設備は，設計基準事故対処設備の交流電源が喪失（全交流
動力電源喪失）した場合，非常用所内電気設備又は代替所内電気設備に電源を供給することにより，重大事故等が発生した場合において炉心の著しい損傷，
原子炉格納容器の破損，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷及び運転
停止中原子炉内燃料体の著しい損傷を防止することを目的として設置するものである。
本系統はガスタービン機関及び発電機を搭載した「第一ガスタービン発電機」，第一ガスタービン発電機の燃料を保管する「軽油タンク」，軽油タンクから第一ガスタービン発電機用燃料タンクまで燃料を運搬する「タンクローリ（16kL）」，第一ガスタービン発電機の近傍で燃料を保管する「第一ガスタービ
ン発電機用燃料タンク」，第一ガスタービン発電機用燃料タンクから第一ガスタービン発電機に燃料を補給する「第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ」，第一ガスタービン発電機から非常用所内電気設備又は代替所内電気設備に電源供給する電路である「緊急用断路器」，「緊急用電源切替箱断路器」，「緊
急用電源切替箱接続装置」，「非常用高圧母線 C 系」，「非常用高圧母線 D 系」で構成する。なお，第一ガスタービン発電機は，それぞれガスタービン発電機車とガスタービン発電機車を制御する制御車により構成されるが，以下，ガスタ
ービン発電機車と制御車を合わせて第一ガスタービン発電機と称す。本系統全体の概要図を図 3.14-10～14 に，本系統に属する重大事故等対処設備を表3.14-30 に示す。
本系統は，第一ガスタービン発電機を中央制御室での操作にて速やかに起動
し，非常用高圧母線 C 系及び非常用高圧母線 D 系，又は AM 用 MCC へ接続することで電力を供給できる設計とする。
第一ガスタービン発電機の運転中は，第一ガスタービン発電機用燃料タンクから第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプを用いて自動で燃料補給を行う。なお，第一ガスタービン発電機の起動に際しては，第一ガスタービン発電
機車載燃料を用いて起動し，その後は第一ガスタービン発電機自身が発電した電力にて第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプを運転し，継続的に燃料を補給する。また，軽油タンクからタンクローリ（16kL）により燃料を第一ガスタービン発電機用燃料タンクに補給することで第一ガスタービン発電機の運転を継続する。
常設代替交流電源設備の設計基準事故対処設備に対する独立性，位置的分散については 3.14.2.2.3 項に詳細を示す。
なお，モニタリング・ポスト用発電機については，「3.17 監視測定設備（設置許可基準規則 60 条に対する方針を示す章）」， 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備については「3.18 緊急時対策所（設置許可基準規則 61条に対する方針を示す章）」で示す。

添 3.14-48

第二ガスタービン発電機
GTG

GTG

【凡例】

添 3.14-49

図 3.14-10 常設代替交流電源設備系統図（第一ガスタービン発電機～非常用所内電気設備）

第一
ガスタービン
発電機

荒浜側
緊急用高圧母線

GTG

GTG

GTG

：ガスタービン発電機

D/G：非常用ディーゼル発電機：遮断器
大湊側緊急用
高圧母線：断路器：配線用遮断器

緊急用断路器
：接続装置
：切替装置

6号炉

7号炉
緊急用
電源切替箱
断路器
緊急用
電源切替箱
接続装置

D/G

D/G

D/G

(6B)

(7A)

(7B)

非常用高圧
母線 6C

非常用高圧
母線 6D

非常用高圧
母線 7C

非常用高圧
母線 7D

動力変圧器

動力変圧器

非常用低圧
母線 6D-1

非常用低圧
母線 7C-1

AM用
動力変圧器

非常用低圧
母線 6C-1

MCC 6C系

AM用MCC

代替所内
電気設備

MCC 6D系

非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】

AM用直流
125V充電器

AM用
動力変圧器

非常用低圧
母線 7D-1

代替所内
電気設備

M

MCC 7D系

非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】
AM用切替盤
7B

AM用切替盤
7A
M

動力変圧器

AM用MCCMCC 7C系

非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

AM用切替盤
6B

AM用切替盤
6A
M

緊急用
電源切替箱
接続装置

D/G

(6A)

動力変圧器

非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

MCC：モータ・コントロール・
センタ

緊急用
電源切替箱
断路器

AM用直流
125V充電器

M第二ガスタービン発電機
GTG

GTG

【凡例】

添 3.14-50

図 3.14-11 常設代替交流電源設備系統図（第一ガスタービン発電機～代替所内電気設備）

第一
ガスタービン
発電機

荒浜側
緊急用高圧母線

GTG

GTG

GTG

：ガスタービン発電機

D/G：非常用ディーゼル発電機：遮断器
大湊側緊急用
高圧母線：断路器：配線用遮断器

緊急用断路器
：接続装置
：切替装置

6号炉

7号炉
緊急用
電源切替箱
断路器
緊急用
電源切替箱
接続装置

D/G

D/G

D/G

(6B)

(7A)

(7B)

非常用高圧
母線 6C

非常用高圧
母線 6D

非常用高圧
母線 7C

非常用高圧
母線 7D

動力変圧器

動力変圧器

非常用低圧
母線 6D-1

非常用低圧
母線 7C-1

AM用
動力変圧器

非常用低圧
母線 6C-1

MCC 6C系

AM用MCC

代替所内
電気設備

MCC 6D系

非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】

AM用直流
125V充電器

AM用
動力変圧器

非常用低圧
母線 7D-1

代替所内
電気設備

M

MCC 7D系

非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】
AM用切替盤
7B

AM用切替盤
7A
M

動力変圧器

AM用MCCMCC 7C系

非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

AM用切替盤
6B

AM用切替盤
6A
M

緊急用
電源切替箱
接続装置

D/G

(6A)

動力変圧器

非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

MCC：モータ・コントロール・
センタ

緊急用
電源切替箱
断路器

AM用直流
125V充電器

M図 3.14-12：使用時系統L

P

DPI

第一ガスタービン発電機

添 3.14-51

常設代替交流電源設備系統図（第一ガスタービン発電機燃料移送系）

制御車
第一ガスタービン発電機用
燃料移送ポンプ（A）

発電機車

第一ガスタービン発電機用
燃料タンク（A）

L

P

DPI

第一ガスタービン発電機

制御車
第一ガスタービン発電機用
燃料移送ポンプ（B）

発電機車

第一ガスタ－ビン発電機燃料系統図
第一ガスタービン発電機用
燃料タンク（B）

発電機

図 3.14-13

第一ガスタービン発電機

【凡例】

：遮断器

添 3.14-52

第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ電源系統図：配線用遮断器：変圧器

緊急用断路器

電動機 第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ

タンクローリ(16kL)への補給

仮設ホース

軽油タンク

添 3.14-53

図 3.14-14 常設代替交流電源設備系統図（燃料系統）

車載ポンプ

防
油
堤

タンクローリ(16kL)

第一ガスタービン発電機用燃料タンクへの給油

車載ポンプ
仮設ホース

第一ガスタービン発電機用
燃料タンク

タンクローリ(16kL)

表 3.14-30
設備区分
主要設備

附属設備
燃料流路

電路

常設代替交流電源設備に関する重大事故等対処設備一覧
設備名
第一ガスタービン発電機【常設】軽油タンク【常設】タンクローリ（16kL）【可搬】
第一ガスタービン発電機用燃料タンク【常設】第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】－軽油タンク出口ノズル・弁【常設】ホース【可搬】
第一ガスタービン発電機用燃料移送系配管・弁【常設】第一ガスタービン発電機～非常用高圧母線 C 系及び D 系電路【常設】第一ガスタービン発電機～AM 用 MCC 電路【常設】※1
計装設備（補助）
M/C C 電圧【常設】M/C D 電圧【常設】※1：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いる補助パラ
メータ

添 3.14-54

3.14.2.2.2 主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
(1)第一ガスタービン発電機（6 号及び 7 号炉共用）
ガスタービン
台数
：2
使用燃料
：軽油
出力
：約 3,600kW/台
発電機
台数
：2
種類
：同期発電機容量：約 4,500kVA/台 （連続定格：約 3,687.5kVA）
力率
：0.8
電圧
：6.9kV
周波数
：50Hz
取付箇所
：7 号炉タービン建屋南側の屋外(2)軽油タンク（6 号及び 7 号炉共用）
種類：たて置円筒形
容量：約 550kL/基
最高使用圧力 ：静水頭
最高使用温度 ：66℃
個数
：1（予備 3）
取付箇所
：屋外（6 号及び 7 号炉原子炉建屋東側）(3)タンクローリ（16kL）(6 号及び 7 号炉共用)
容量：約 16kL/台
最高使用圧力 ：24kPa[gage]
最高使用温度 ：40℃
個数
：1（予備 1）
設置場所
：屋外
保管場所
：荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所

添 3.14-55

(4)第一ガスタービン発電機用燃料タンク(6 号及び 7 号炉共用)
種類：横置円筒形
容量：約 50kL/基
最高使用圧力：静水頭
最高使用温度
：66℃
個数
：2
取付箇所
：7 号炉タービン建屋南側の屋外(5)第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ(6 号及び 7 号炉共用)
種類：スクリュー式
個数：2
容量：約 3.0m3/h/台
全揚程：約 50m
最高使用圧力：0.95MPa[gage]
最高使用温度：66℃
原動機出力：約 1.5kW/台
取付箇所：7 号炉タービン建屋南側の屋外

添 3.14-56

3.14.2.2.3 独立性及び位置的分散の確保
常設代替交流電源設備は，表 3.14-31 で示すとおり地震，津波，火災，溢水により同時に故障することを防止するため，非常用交流電源設備との独立性を確保する設計とする。
常設代替交流電源設備は，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備と同時にその機能が損なわれることがないよう，表 3.14-32 で示すとおり，位置的分散を図った設計とする。電源については，第一ガスタービン発電機を非常用ディーゼル発電機と位置的分散された屋外（7 号炉タービン建屋南側）に設置する設計とする。
電路については，常設代替交流電源設備から非常用高圧母線 C 系及び非常用高圧母線 D 系を受電する電路を，非常用交流電源設備から同母線を受電する電路に対して，独立した電路で系統構成することにより，共通要因によって同時に機能を損なわれないよう独立した設計とする。電源の冷却方式は非常用ディーゼル発電機の水冷式に対し，第一ガスタービン発電機は空冷式と多様性を確保する設計とする。燃料源については，非常用ディーゼル発電機は燃料ディタンクからの供給であるのに対し，第一ガスタービン発電機は，第一ガスタービン発電機用燃料タンクと位置的分散された配置設計とする。
（57-2, 57-3, 57-9）

添 3.14-57

項目

共
通
要
因
故
障

地
震

津
波

火
災

溢
水

表 3.14-31 設計基準事故対処設備との独立性
設計基準事故対処設備
重大事故防止設備
非常用交流電源設備
常設代替交流電源設備
第一ガスタービン発電機
設計基準事故対処設備の非常用交流電源設備は耐震 S クラス設計とし，重大事故防止設備である常設代替交流電源設備は基準地震動 Ss で機能維持できる設計とすることで，基準地震動 Ss が共通要因となり故障することのない設計とする。
設計基準事故対処設備を設置する原子炉建屋と，重大事故防止設備を設置する屋外，コントロール建屋，原子炉建屋の各設置場所は，ともに津波が到達しない位置とすることで，津波が共通要因となり故障することのない設計とする。
設計基準事故対処設備の非常用交流電源設備と，重大事故防止設備である常設代替交流電源設備は，火災が共通要因となり故障することのない設計とする（「共-7 重大事故等対処設備の内部火災に対する防護方針について」に示す）。
設計基準事故対処設備の非常用交流電源設備と，重大事故防止設備である常設代替交流電源設備は，溢水が共通要因となり故障することのない設計とする（「共-8 重大事故等対処設備の内部溢水に対する防護方針について」に示す）。

添 3.14-58

表 3.14-32 位置的分散
設計基準事故対処設備
重大事故防止設備
非常用交流電源設備
常設代替交流電源設備
電源
非常用ディーゼル発電機
第一ガスタービン発電機＜原子炉建屋内の原子炉区域外＜7 号炉タービン建屋南側の屋外＞
地上 1 階＞
電路
非常用ディーゼル発電機
第一ガスタービン発電機～非常用高圧母線電路～非常用高圧母線 C 系及び D 系電路
第一ガスタービン発電機～AM 用 MCC 電路
電源供給 非常用高圧母線 C 系
非常用高圧母線 C 系
先非常用高圧母線 D 系
非常用高圧母線 D 系
非常用高圧母線 E 系＜いずれも原子炉建屋内の原子炉区＜いずれも原子炉建屋内の原子 域外地下 1 階＞
炉区域外地下 1 階＞
AM 用 MCC＜原子炉建屋内の原子炉区域外地上
4 階＞
電源の
水冷式
空冷式
冷却方式
燃料源
軽油タンク
軽油タンク
＜原子炉建屋東側軽油タンク設 ＜原子炉建屋東側軽油タンク設置場
置場所＞
所＞
燃料ディタンク
第一ガスタービン発電機用燃料タン＜原子炉建屋内の原子炉区域外 ク
地上 3 階＞＜7 号炉タービン建屋南側設置場所＞
燃料流路 燃料移送ポンプ
第一ガスタービン発電機用燃料移送＜原子炉建屋東側軽油タンク設 ポンプ
置場所＞＜7 号炉タービン建屋南側設置場所＞

添 3.14-59

3.14.2.2.4 設置許可基準規則第 43 条への適合方針
3.14.2.2.4.1 設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
ａ）第一ガスタービン発電機(6 号及び 7 号炉共用)
常設代替交流電源設備の第一ガスタービン発電機は，屋外に設置する機器であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，屋外の環境条件(温度，放射線及び地震，風（台風），積雪の影響による荷重)を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，以下の表 3.14-33 に示す設計とする。
（57-2）
表 3.14-33 想定する環境条件及び荷重条件（第一ガスタービン発電機）
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・ 屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えら放射線れる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による 降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対策及影響
び凍結対策を行える設計とする。
海水を通水する系 海水を通水することはない。
統への影響
地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する。
（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）
風（台風）・積雪
屋外で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないこと
を応力評価により確認する。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

添 3.14-60ｂ）軽油タンク（6 号及び 7 号炉共用）
常設代替交流電源設備の軽油タンクは，常設で屋外に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，屋外の環境条件を考慮し，以下の表 3.14-34 に示す設計とする。
（57-2, 57-3）
表 3.14-34

想定する環境条件及び荷重条件（軽油タンク）
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・ 屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えら放射線れる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による 降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対策及影響
び凍結対策を行える設計とする。
海水を通水する系 海水を通水することはない。
統への影響
地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する。
（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）
風（台風）・積雪
屋外で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないこと
を応力評価により確認する。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

添 3.14-61ｃ）タンクローリ（16kL）(6 号及び 7 号炉共用)
常設代替交流電源設備のタンクローリ（16kL）は，屋外に設置する機器であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，屋外の環境条件を考慮し，以下の表 3.14-35 に示す設計とする。
（57-2, 57-3）
表 3.14-35 想定する環境条件及び荷重条件（タンクローリ（16kL））
環境条件等
対応
温度・圧力・ 屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる
湿度・放射線 性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候に 降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対策及び凍よる影響
結対策を行える設計とする。
海水を通水す 海水を通水することはない。
る系統への影響地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認し，治具や輪留め等により転倒防止対策を行う。
風（台風）・積 屋外で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないことを応力
雪評価により確認する。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

添 3.14-62

ｄ）第一ガスタービン発電機用燃料タンク（6 号及び 7 号炉共用）
常設代替交流電源設備の第一ガスタービン発電機用燃料タンクは，屋外地下に設置する機器であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，屋外の環境条件を考慮し，以下の表 3.14-36 に示す設計とする。
（57-2）
表 3.14-36

想定する環境条件及び荷重条件（第一ガスタービン発電機用燃料タンク）
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・ 屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えら放射線れる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による 降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対策及影響
び凍結対策を行える設計とする。
海水を通水する系 海水を通水することはない。
統への影響
地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する。
（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）
風（台風）・積雪
屋外で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないこと
を応力評価により確認する。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

添 3.14-63ｅ）第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ（6 号及び 7 号炉共用）
常設代替交流電源設備の第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプは，屋外に設置する機器であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，屋外の環境条件を考慮し，以下の表 3.14-37 に示す設計とする。
（57-2）
表 3.14-37

想定する環境条件及び荷重条件（第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ）
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・ 屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えら放射線れる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による 降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対策及影響
び凍結対策を行える設計とする。
海水を通水する系 海水を通水することはない。
統への影響
地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する。
（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）
風（台風）・積雪
屋外で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないこと
を応力評価により確認する。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

添 3.14-64

(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
常設代替交流電源設備で，操作が必要な第一ガスタービン発電機用燃料タン
ク燃料補給元弁，軽油タンク出口弁，タンクローリ（16kL）付ポンプ，第一ガ
スタービン発電機，代替所内電気設備及び非常用所内電気設備の各遮断器，断路器については，現場又は中央制御室で容易に操作可能な設計とする。表 3.1438～41 に操作対象機器の操作場所を示す。
（57-2, 57-3）
表 3.14-38 操作対象機器（軽油タンク～タンクローリ（16kL）流路）
機器名称
状態の変化 操作場所
操作方法
軽油タンク出口弁
弁閉→弁開 原子炉建屋東側の屋外 手動操作
タンクローリ（16kL）付ポンプ 停止→運転 原子炉建屋東側の屋外 ス イ ッ チ
操作
表 3.14-39

操作対象機器（タンクローリ（16kL）～第一ガスタービン発電機用燃料
タンク流路）
機器名称
状態の変化 操作場所
操作方法
タンクローリ（16kL）付ポンプ 停止→運転 7 号炉タービン建屋南 ス イ ッ チ
側の屋外
操作
第一ガスタービン発電機用燃 弁閉→弁開 7 号炉タービン建屋南 手動操作
料タンク燃料補給元弁
側の屋外

表 3.14-40

操作対象機器（第一ガスタービン発電機～非常用高圧母線 C 系及び D 系
電路）
機器名称
状 態 の 操作場所
操作方法
変化
第一ガスタービン発電機
停 止 → 中央制御室
ボタン操作
運転
非常用高圧母線 C 系遮断器
切→入
原子炉建屋内の原子炉 スイッチ操（緊急用電源切替箱接続装置側）
区域外の地下１階
作
非常用高圧母線 D 系遮断器
切→入
原子炉建屋内の原子炉 スイッチ操（緊急用電源切替箱接続装置側）
区域外の地下１階
作

添 3.14-65

表 3.14-41
機器名称

操作対象機器（第一ガスタービン発電機～AM 用 MCC 電路）
状 態 の 変 操作場所
化
第一ガスタービン発電機
停 止 → 運 中央制御室
転緊急用電源切替箱断路器
入→切コントロール建屋内地上２階（非常用所内電気設備側）
緊急用電源切替箱断路器
切→入コントロール建屋内地上２階（代替所内電気設備側）

添 3.14-66

操作方法
ボタン操
作
断路器操
作
断路器操
作

以下に，常設代替交流電源設備を構成する主要設備の操作性を示す。
ａ）第一ガスタービン発電機（6 号及び 7 号炉共用）
常設代替交流電源設備の第一ガスタービン発電機は，中央制御室の操作盤でのボタン操作であること，及び第一ガスタービン発電機の運転状態を表示灯及び計器で確認できることから，確実な操作が可能な設計とする。
中央制御室の操作盤は，誤操作防止のために名称を明記することで操作者の操作，監視性を考慮しており，かつ，十分な操作空間を確保し，容易に操作可能とする。
（57-2, 57-3）ｂ）軽油タンク（6 号及び 7 号炉共用）
軽油タンクの軽油タンク出口弁については，屋外の場所から手動操作で弁を開閉することが可能な設計とする。
（57-2, 57-3）ｃ）タンクローリ（16kL）（6 号及び 7 号炉共用）
タンクローリ（16kL）については，付属の操作ハンドルからのハンドル操作で起動する設計とする。タンクローリ（16kL）は付属の操作ハンドルを操作するにあたり，運転員のアクセス性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，それぞれの操作対象については銘板をつけることで識別可能とし，運転員の操作・監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。
タンクローリ（16kL）は，接続口まで屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。
ホースの接続に当たっては，特殊な工具，及び技量は必要とせず，専用の接続方式である専用金具にすることにより，確実に接続可能な設計とする。
（57-2, 57-3）ｄ）第一ガスタービン発電機用燃料タンク（6 号及び 7 号炉共用）
常設代替交流電源設備の第一ガスタービン発電機用燃料タンクは，第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプを用いて，自動で第一ガスタービン発電
機へ燃料を補給できる設計とする。また，第一ガスタービン発電機用燃料タンク燃料補給元弁は手動弁とすることで，確実に操作可能な設計とする。
（57-2, 57-3）

添 3.14-67

ｅ）第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ（6 号及び 7 号炉共用）
常設代替交流電源設備の第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプは，自動で第一ガスタービン発電機用燃料タンクから第一ガスタービン発電機へ燃料を補給できる設計とする。
（57-2, 57-3）

添 3.14-68

(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

添 3.14-69

ａ）第一ガスタービン発電機（6 号及び 7 号炉共用）
常設代替交流電源設備の第一ガスタービン発電機は，表 3.14-42 に示すように，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能試験，分解検査及び外観検査が可能な設計とする。
第一ガスタービン発電機の運転性能の確認として，発電機の運転状態として発電機電圧，電流，周波数を確認可能な設計とし，模擬負荷を接続することにより出力性能の確認を行う。また，発電機の部品状態の確認として，非破壊検査や目視により性能に影響を及ぼすおそれのある傷，割れ等がないことの確認を行う。また，第一ガスタービン発電機のケーブルについて，絶縁抵抗測定が可能な設計とする。
（57-4）

プラント
状態
運転中

表 3.14-42
項目

機能・性能
試験
分解検査
外観検査
停止中
機能・性能
試験

分解検査
外観検査

第一ガスタービン発電機の試験及び検査
内容
模擬負荷による第一ガスタービン発電機の出力性能（発電機電圧，電流，周波数）の確認
第一ガスタービン発電機の運転状態の確認
第一ガスタービン発電機の絶縁抵抗の確認
第一ガスタービン発電機の部品の状態を，試験及び目視により確認
第一ガスタービン発電機の目視点検
模擬負荷による第一ガスタービン発電機の出力性能（発電機電圧，電流，周波数）の確認
第一ガスタービン発電機の運転状態の確認
第一ガスタービン発電機の絶縁抵抗の確認
ケーブルの絶縁抵抗の確認
第一ガスタービン発電機の部品の状態を，試験及び目視により確認
第一ガスタービン発電機の目視点検

添 3.14-70ｂ）軽油タンク （6 号及び 7 号炉共用）
常設代替交流電源設備の軽油タンクは，表 3.14-43 に示すように発電用原子炉の運転中及び停止中に外観検査が可能な設計とする。軽油タンク内面の確認として，目視により性能に影響を及ぼすおそれのある傷，割れ等がないことが確認可能な設計とする。具体的にはタンク上部のマンホールが開放可能であり，内面の点検が可能な設計とする。軽油タンクの漏えい検査が実施可能な設計とする。具体的には漏えい検査が可能な隔離弁を設ける設計とする。軽油タンクの定例試験として油面レベルの確認が可能な計器を設ける設計とする。
（57-4）

プラント状態
運転中
停止中

表 3.14-43 軽油タンクの試験及び検査
項目
内容
外観検査
軽油タンクの油面レベルの確認
外観検査
軽油タンクの外観
軽油タンク内面の状態を試験及び目視により確認
漏えいの有無の確認

添 3.14-71

ｃ）タンクローリ（16kL）（6 号及び 7 号炉共用）
常設代替交流電源設備のタンクローリ（16kL）は，表 3.14-44 に示すように，発電用原子炉の運転中又は停止中に外観検査及び機能・性能の確認が可能な設計とする。タンクローリ（16kL）は油量，漏えいの確認が可能なように油面計
又は検尺口を設け，かつ，内部の確認が可能なようにマンホールを設ける設計とする。さらに，タンクローリ（16kL）は車両として運転状態の確認及び外観の確認が可能な設計とする。タンクローリ（16kL）付ポンプは，通常系統にて機能・性能確認ができる設計とし，分解が可能な設計とする。
ホースの外観検査として，機能・性能に影響を及ぼすおそれのある亀裂，腐食等がないことの確認を行うことが可能な設計とする。
（57-4）
表 3.14-44 タンクローリ（16kL）の試験及び検査
プラント状態項目内容
運転中
タンク，ホース外観の確認及びタンク又は
外観検査
内面の状態を目視により確認
停止中
漏えいの有無の確認
機能・性能試験
タンクの漏えい確認
車両検査
タンクローリ（16kL）の車両としての運
転状態の確認添 3.14-72

ｄ）第一ガスタービン発電機用燃料タンク（6 号及び 7 号炉共用）
常設代替交流電源設備の第一ガスタービン発電機用燃料タンクは，表 3.1445 に示すように，発電用原子炉の運転中又は停止中に外観検査が可能な設計とする。
内面の確認として，目視により性能に影響を及ぼすおそれのある傷，割れ等がないことが確認可能な設計とする。具体的にはタンク上部のマンホールが開放可能であり，内面の点検が可能な設計とする。
第一ガスタービン発電機用燃料タンクの漏えい検査が実施可能な設計とする。具体的には漏えい検査が可能な隔離弁を設ける設計とする。
第一ガスタービン発電機用燃料タンクの定例試験として油面レベルの確認が可能な計器を設ける設計とする。
（57-4）
表 3.14-45
プラント状態
運転中
又は停止中

第一ガスタービン発電機用燃料タンクの試験及び検査項目
内容
第一ガスタービン発電機用燃料タンクの油面レベルの確認
外観検査
第一ガスタービン発電機用燃料タンク
内面の状態を目視により確認
漏えいの有無を確認

添 3.14-73

ｅ）第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ（6 号及び 7 号炉共用）
常設代替交流電源設備の第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプは，表3.14-46 に示すように，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能試験及び分解検査が可能な設計とする。
運転性能の確認として，第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプの吐出圧力，系統（ポンプ廻り）の振動，異音，異臭及び漏えいが確認可能な設計とする。具体的には，試験用の系統を構成することにより機能・性能検査が可能な設計とする。
第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプの部品表面状態の確認として，浸透探傷試験により性能に影響を及ぼすおそれのある傷，割れ等がないことが確
認可能な設計とする。具体的には，ポンプケーシング等が分解可能であり，主要部品の点検が可能な設計とする。
（57-4）
表 3.14-46
プラント状態
運転中
又は停止中

第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプの試験及び検査項目
内容
機能・性能試験
運転性能，漏えいの確認
ポンプ部品の表面状態を，試験及び目分解検査
視により確認
外観検査
ポンプ外観の確認

添 3.14-74

(4) 切替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
常設代替交流電源設備は，本来の用途以外の用途には使用しない。なお，必要な常設代替交流電源設備の操作の対象機器は(2)操作性の表 3.14-38～41 と同様である。
常設代替交流電源設備において，非常用交流電源設備から常設代替交流電源設備へ切り替えるために必要な電源系統の操作は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から非常用交流電源設備の隔離，及び常設代替交流
電源設備の接続として，非常用高圧母線 C 系及び非常用高圧母線 D 系の遮断器を設けることにより速やかな切替えが可能な設計とする。また，必要な燃料系
統の操作は，軽油タンク出口弁を設けることにより速やかな切替えが可能な設計とする。
これにより図 3.14-14～15 で示すタイムチャートのとおり速やかに切替えが可能である。
（57-3）

10

手順の項目

20

30

経過時間（分）50

40

第一ガスタービ ン 発電機によ るＭ／Ｃ Ｄ系受電 20分

要員（数）

60

備考

50分 第一ガスタービ ン 発電機によるＭ／Ｃ Ｃ系受電

第一GTG起動中央制御室運転員Ａ

1

給電

M/C D系受電前準備，通信連絡設備準備
M/C D系受電確認

中央制御室運転員Ｂ

1

M/C C系受電前準備
M/C C系受電確認

第一ガスタービン発電機
によるM/C C系及びM/C D系受電

移動，M/C D系受電前準備

現場運転員Ｃ，Ｄ（Ｒ／Ｂ）

2

現場運転員Ｅ，Ｆ（Ｃ／Ｂ⇒Ｒ／Ｂ）

2

M/C D系受電操作

移動，M/C D系受電前準備

図 3.14-14

移動， M/C C系受電前準備
M/C C系受電操作

第一ガスタービン発電機による M/C7C･7D 受電のタイムチャート

添 3.14-75

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

90

100

110

以降，タンクローリから各機器等への 給油を実 施し，タン クロ ーリの軽 油残量 に応じて繰り 返 す。

要員（数）タンクローリ配置

緊急時対策要員2

備考

120分 ※1※2 大湊側高台保管
場所のタンクローリ（16kL）を使用する場
合は移動時間を20分と想定する。

移動 ※2

軽油タンクから
タンクローリ（16kL）への補給

120

仮設フランジ取付け
補給準備
補給※1 大湊側高台保管場所のタンクローリ（16kL）を使用する場合は，110分以内で可能である。

図 3.14-15

軽油タンクからタンクローリ（16kL）への燃料補給のタイムチャート＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての 1.14 で示すタイムチャート

添 3.14-76

(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
常設代替交流電源設備は，表 3.14-47 に示すように，通常時はタンクローリ（16kL）を軽油タンク及び燃料移送ポンプと切り離して保管するとともに，非常用高圧母線 C 系の遮断器（緊急用電源切替箱接続装置側）及び非常用高圧母線 D 系の遮断器（緊急用電源切替箱接続装置側）を切，軽油タンク出口弁を閉止することで隔離する系統構成としており，重大事故等時に遮断器操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，非常用交流電源設備及び非常用所内電気設備に対して悪影響を及ぼさない設計とする。また，第一ガ
スタービン発電機は，飛散物となって他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプは，飛散物となって他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
タンクローリ（16kL）は治具や輪留めによる固定等をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
（57-3, 57-7）
表 3.14-47 他系統との隔離
取合系統
系統隔離
非常用所内電気設備 非常用高圧母線 C 系遮断器
（緊急用電源切替箱接続装置側）
非常用所内電気設備 非常用高圧母線 D 系遮断器
（緊急用電源切替箱接続装置側）
非常用交流電源設備 軽油タンク出口弁

添 3.14-77駆動方式 動作
手動
通常時切
手動

通常時切

手動

通常時閉

(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設
置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
常設代替交流電源設備の系統構成に操作が必要な機器の設置場所，操作場所
を表 3.14-48 に示す。これらの操作場所は，想定される事故時における放射線量が高くなるおそれが少ないため，現場又は中央制御室で操作可能な設計とする。
（57-2）

添 3.14-78

表 3.14-48 操作対象機器設置場所
機器名称
設置場所
操作場所
第一ガスタービン発電 7 号炉タービン建屋南側の 中央制御室
機
屋外
軽油タンク
原子炉建屋東側の屋外
原子炉建屋東側の屋外
タンクローリ（16kL） 原子炉建屋東側の屋外
原子炉建屋東側の屋外
7 号炉タービン建屋南側の 7 号炉タービン建屋南側の
屋外
屋外
緊急用電源切替箱断路 コントロール建屋地上 2 階 コントロール建屋地上 2 階器
非常用高圧母線 C 系
原子炉建屋内の原子炉区域 原子炉建屋内の原子炉区域
外地下 1 階
外地下 1 階
非常用高圧母線 D 系
原子炉建屋内の原子炉区域 原子炉建屋内の原子炉区域
外地下 1 階
外地下 1 階AM 用 MCC
原子炉建屋内の原子炉区域 原子炉建屋内の原子炉区域
外地上 4 階
外地上 4 階
第一ガスタービン発電 7 号炉タービン建屋南側の 7 号炉タービン建屋南側の機用燃料タンク
屋外
屋外
第一ガスタービン発電 7 号炉タービン建屋南側の 7 号炉タービン建屋南側の機用燃料移送ポンプ
屋外
屋外

添 3.14-79

3.14.2.2.4.2 設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 2 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
ａ）第一ガスタービン発電機（6 号及び 7 号炉共用）
常設代替交流電源設備の第一ガスタービン発電機は，想定される重大事故等時において，炉心の著しい損傷，原子炉格納容器の破損，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷及び運転停止中原子炉内燃料体の著しい損傷を防止するために，6 号炉で必要となる最大負荷約 1992kW 及び連続最大負荷約 1649kW，
及び 7 号炉で必要となる最大負荷約 1999kW 及び連続最大負荷約 1615kW よりも十分な余裕を有する最大容量約 3,600kW・連続定格：約 2,950kW（力率 0.8 において約 4,500kVA・連続定格約 3,687.5kVA）を有する設計とする。
（57-5）
ｂ）軽油タンク（6号及び7号炉共用）
常設代替交流電源設備の軽油タンクは，重大事故等時において，同時にその機能を発揮することを要求される重大事故等対処設備が，7 日間連続運転する
場合に必要となる燃料量約 480kL を上回る，容量約 550kL を有する設計とする。
（57-5）
ｄ）第一ガスタービン発電機用燃料タンク（6号及び7号炉共用）
常設代替交流電源設備の第一ガスタービン発電機用燃料タンクは，タンクローリ（16kL）にて燃料補給を実施するプラント被災後 12 時間までの間，第一ガスタービン発電機に燃料補給可能な容量約 20kL/基に余裕を持った，容量
約 50kL/基を有する設計とする。
（57-5）ｅ）第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ（6号及び7号炉共用）
常設代替交流電源設備の第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプは，第一ガスタービン発電機の燃料消費量を上回る，容量約 3.0m3/h，揚程約 50m，原動
機出力約 1.5kW/個を有する設計とする。
（57-5）

添 3.14-80

(2) 共用の禁止（設置許可基準規則第 43 条第 2 項二）(ⅰ) 要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
ａ）第一ガスタービン発電機（6 号及び 7 号炉共用）
常設代替交流電源設備の第一ガスタービン発電機は，共用により第一ガス
タービン発電機から自号炉だけでなく他号炉にも電力の供給が可能となり，安全性の向上を図れることから，6 号及び 7 号炉で共用する設計とする。第
一ガスタービン発電機は，共用により悪影響を及ぼさないよう，6 号及び 7号炉を断路器により系統を隔離して使用する設計とする。
（57-13）ｂ）軽油タンク（6号及び7号炉共用）
常設代替交流電源設備の軽油タンクは，第一ガスタービン発電機，電源車，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級），可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），大容量送水車（熱交換器ユニット用），大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），大容量送水車（海水取水用），モニタリング・ポスト用発電機及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備の燃料を貯蔵しており，共用により他号炉のタンクに貯蔵している燃料も使用可能となり，安全性の向上が図られることから，6 号及び 7 号炉で共用する設計とする。軽油タンクは，共用
により悪影響を及ぼさないよう，6 号及び 7 号炉で必要な重大事故等対処設
備の燃料を確保するとともに，号炉の区分けなくタンクローリ（16kL）を用いて燃料を利用できる設計とする。
なお，軽油タンクは，重大事故等時に重大事故等対処設備へ燃料補給を実施する場合のみ 6 号及び 7 号炉共用とする。

添 3.14-81

ｄ）第一ガスタービン発電機用燃料タンク（6号及び7号炉共用）
常設代替交流電源設備の第一ガスタービン発電機用燃料タンクは，共用により第一ガスタービン発電機から自号炉だけでなく他号炉にも電力の供給が可能となり，安全性の向上を図れることから，6 号及び 7 号炉で共用する設計とする。第一ガスタービン発電機用燃料タンクは，共用により悪影響を及ぼさないよう，6 号及び 7 号炉の燃料系統を弁により隔離して使用する設計とする。
（57-13）ｅ）第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ（6号及び7号炉共用）
常設代替交流電源設備の第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプは，共用により第一ガスタービン発電機から自号炉だけでなく他号炉にも電力の供給が可能となり，安全性の向上を図れることから，6 号及び 7 号炉で共用する設計とする。第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプは，共用により悪影響を及ぼさないよう，6 号及び 7 号炉の燃料系統を弁により隔離して使用する設計とする。
（57-13）添 3.14-82

(3) 設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 2 項三）(ⅰ) 要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
常設代替交流電源設備は，共通要因によって，設計基準事故対処設備の安全機能と同時に機能が損なわれるおそれがないよう，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備の各機器と表 3.14-49 のとおり多様性，位置的分散を図る設計とする。
（57-2, 57-3）

添 3.14-83

表 3.14-49 多重性又は多様性，位置的分散
設計基準事故対処設備
重大事故防止設備
非常用交流電源設備
常設代替交流電源設備
電源
非常用ディーゼル発電機
第一ガスタービン発電機＜原子炉建屋内の原子炉区域外＜7 号炉タービン建屋南側の屋外＞
地上 1 階＞
電路
非常用ディーゼル発電機
第一ガスタービン発電機～非常用高圧母線電路～非常用高圧母線 C 系及び D 系
電路
第一ガスタービン発電機～AM 用 MCC 電路
電源供給 非常用高圧母線 C 系
非常用高圧母線 C 系
先非常用高圧母線 D 系
非常用高圧母線 D 系
非常用高圧母線 E 系＜いずれも原子炉建屋内の原子炉＜いずれも原子炉建屋内の原子炉 区域外地下 1 階＞
区域外地下 1 階＞
AM 用 MCC＜原子炉建屋内の原子炉区域外地
上 4 階＞
電源のディーゼル発電
ガスタービン発電
駆動方式
電源の
水冷式
空冷式
冷却方式
燃料源
軽油タンク
軽油タンク
＜原子炉建屋東側軽油タンク設置 ＜原子炉建屋東側軽油タンク設置
場所＞
場所＞
燃料ディタンク＜原子炉建屋内の原子炉区域外
地上 3 階＞

第一ガスタービン発電機用燃料タ
ンク＜7 号炉タービン建屋南側設置場所＞

燃料流路 燃料移送ポンプ
第一ガスタービン発電機用燃料移＜原子炉建屋東側軽油タンク設置 送ポンプ
場所＞
＜7 号炉タービン建屋南側設置場所＞

添 3.14-84

3.14.2.2.4.3 設置許可基準規則第 43 条第 3 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 3 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量に加え，十分に余裕のある容量を有するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
ｃ）タンクローリ（16kL）（6 号及び 7 号炉共用）
常設代替交流電源設備のタンクローリ（16kL）は，想定される重大事故等時において，同時にその機能を発揮することを要求される第一ガスタービン発電
機の連続運転が可能な燃料を，第一ガスタービン発電機用燃料タンクに供給できる台数 1 台，容量約 16kL/台を有する設計とする。加えて予備 1 台を有する設計とする。
（57-5, 57-11）

添 3.14-85

(2) 確実な接続（設置許可基準規則第 43 条第 3 項二）(ⅰ) 要求事項
常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。）と接続するものにあっては，当該常設設備と容易かつ確実に接続することができ，かつ，二以上の系統又は発電用原子炉施設が相互に使用することができるよう，接続部の規格の統一その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
常設代替交流電源設備のうち，軽油タンクから第一ガスタービン発電機用燃料タンクまで燃料移送する系統は，接続が必要なタンクローリ（16kL）ホースについては，現場で容易に接続可能な設計とする。表 3.14-50 に対象機器の接続場所を示す。
（57-2）
表 3.14-50 接続対象機器設置場所（軽油タンク～第一ガスタービン発電機流路）
接続元機器名称
接 続 先 機 器 接続場所
接続方法
名称
タンクローリ（16kL） 軽油タンク
原子炉建屋東側の フランジ接続
屋外
タンクローリ（16kL） 第 一 ガ ス タ 7 号炉タービン建 ノズル接続
ー ビ ン 発 電 屋南側の屋外
機用燃料タ
ンク

添 3.14-86以下に，常設代替交流電源設備を構成する可搬型主要設備の確実な接続性を示す。
ｃ）タンクローリ（16kL）（6 号及び 7 号炉共用）
常設代替交流電源設備のタンクローリ（16kL）は，6 号及び 7 号炉が相互に使用することができるよう，軽油タンクから来るホースと接続口について，ホースと接続口を専用の接続方式である専用金具にすることに加え，接続口の口径を統一し，確実に接続できる設計とする。
また，第一ガスタービン発電機用燃料タンクに接続するホースと接続口について，ホースと接続口を専用の接続方式である専用金具にすることに加え，接続口の口径を統一し，確実に接続できる設計とする。
（57-2）

添 3.14-87

(3) 複数の接続口（設置許可基準規則第 43 条第 3 項三）(ⅰ) 要求事項
常設設備と接続するものにあっては，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外か
ら水又は電力を供給するものに限る。）の接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設けるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
ｃ）タンクローリ（16kL）（6 号及び 7 号炉共用）
常設代替交流電源設備のタンクローリ（16kL）を接続する軽油タンクは 6 号
及び 7 号炉で計 4 基あり，6 号炉の軽油タンクと 7 号炉の軽油タンクは 100m 以
上離隔を確保しているため，各々の接続箇所が共通要因により接続不可とならない設計とする。
（57-2）(4) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項四）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において可搬型重大事故等対処設備を設置場所に据え付け，及び常設設備と接続することができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
常設代替交流電源設備の系統構成に操作が必要なタンクローリ（16kL）の接続場所は，(2)確実な接続の表 3.14-50 と同様である。これらの操作場所は，想定される事故時における放射線量が高くなるおそれが少ないため，設置場所で操作可能な設計とする。
（57-2）

添 3.14-88

(5) 保管場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項五）(ⅰ) 要求事項
地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロ
リズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管すること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
常設代替交流電源設備の可搬型設備であるタンクローリ（16kL）は，地震，
津波その他自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮し，非常用交流電源設備と 100m 以上の離隔で位置的分散を図り，発電所敷地内の高台にある荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所に配置す
る設計とする。
（57-2）(6) アクセスルートの確保（設置許可基準規則第 43 条第 3 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，工場等内の道路及び通路が確保できるよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
常設代替交流電源設備は，想定される重大事故等が発生した場合においても，可搬型重大事故等対処設備の運搬，移動に支障をきたすことのないよう，迂回路も考慮して複数のアクセスルートを確保する設計とする。
（「可搬型重大事故等対処設備保管場所及びアクセスルート」参照）（57-6）

添 3.14-89

(7) 設計基準事故対処設備及び常設重大事故防止設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 3 項七）(ⅰ) 要求事項
重大事故防止設備のうち可搬型のものは，共通要因によって，設計基準事故
対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設
重大事故防止設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
常設代替交流電源設備のうち，軽油タンクから第一ガスタービン発電機まで燃料移送する系統は，共通要因によって，設計基準事故対処設備の安全機能と同時に機能が損なわれるおそれがないよう，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備の各機器と表 3.14-51 のとおり多様性，位置的分散を図る設計とする。
（57-2, 57-3）
表 3.14-51 多重性又は多様性，位置的分散
設 計 基 準事 故対 処 設 常設重大事故防止設 可搬型重大事故防止設備
備
備
非常用交流電源設備
常設代替交流電源設 可搬型代替交流電源設備
備
燃料 軽油タンク
軽油タンク
軽油タンク
源
＜ 原 子 炉建 屋東 側 軽 ＜原子炉建屋東側軽 ＜原子炉建屋東側軽油タンク
油タンク設置場所＞
油タンク設置場所＞ 設置場所＞
燃料ディタンク
第一ガスタービン発＜ 原 子 炉 建 屋 内 の 原 電機用燃料タンク
子炉区域外地上 3 階＞ ＜7 号炉タービン建
屋南側の屋外＞
燃料 燃料移送ポンプ
第一ガスタービン発
流路 ＜ 原 子 炉建 屋東 側 軽 電機用燃料移送ポン
油タンク設置場所＞
プ＜7 号炉タービン建屋南側設置場所＞

添 3.14-90

タンクローリ（4kL）＜荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所並びに 5 号
炉東側第二保管場所＞

3.14.2.2.5 その他設備
3.14.2.2.5.1 第二代替交流電源設備
3.14.2.2.5.1.1 設備概要
設計基準事故対処設備の交流電源が喪失（全交流動力電源喪失）した場合，非常用所内電気設備又は代替所内電気設備に電源を供給することにより，重大事故等が発生した場合において炉心の著しい損傷，原子炉格納容器の破損，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷及び運転停止中原子炉内燃料体の著しい損傷を防止することを目的として，第二代替交流電源設備を設ける設計とする。なお，本設備は事業者の自主的な取り組みで設置するものである。
第二代替交流電源設備は，第二ガスタービン発電機，第二ガスタービン発電機
用燃料タンク，第二ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ，軽油タンク，タンク
ローリ（16kL），電路，計測制御装置等で構成し，第二ガスタービン発電機を設置
場所での操作にて速やかに起動し，非常用高圧母線 C 系及び非常用高圧母線 D系，又は AM 用 MCC へ接続することで電力を供給できる設計とする。第二ガスター
ビン発電機の燃料は，第二ガスタービン発電機用燃料タンクより第二ガスタービ
ン発電機用燃料移送ポンプを用いて補給できる設計とする。また，第二ガスター
ビン発電機用燃料タンクの燃料は，軽油タンクよりタンクローリ（16kL）を用いて補給できる設計とする。第二代替交流電源設備は，非常用交流電源設備に対して，独立性を有し，位置的分散を図る設計とする。
第二代替交流電源設備の第二ガスタービン発電機，第二ガスタービン発電機用燃料タンク及び第二ガスタービン発電機用燃料移送ポンプは，通常時は遮断器等により接続先の系統から隔離し，必要な場合に遮断器操作等により系統構成することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
第二代替交流電源設備のタンクローリ（16kL）は，接続先の系統と分離して保管し，必要な場合に接続，弁操作等により系統構成することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
第二代替交流電源設備の軽油タンクは，必要な場合に弁操作等により系統構成することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
第二ガスタービン発電機及び第二ガスタービン発電機用燃料移送ポンプは，飛散物となって他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

添 3.14-91

3.14.2.3

所内蓄電式直流電源設備及び常設代替直流電源設備

3.14.2.3.1 設備概要
所内蓄電式直流電源設備及び常設代替直流電源設備は，設計基準事故対処設
備の交流電源が喪失（全交流動力電源喪失）した場合，直流電源が必要な設備に電源を供給することにより，重大事故等が発生した場合において炉心の著しい損傷，原子炉格納容器の破損，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷
及び運転停止中原子炉内燃料体の著しい損傷を防止することを目的として設置するものである。
所内蓄電式直流電源設備は全交流動力電源喪失時に直流設備に電源供給する「直流 125V 蓄電池 A」，「直流 125V 蓄電池 A-2」及び「AM 用直流 125V 蓄電池」，交流電源復旧後に直流設備に電源供給する「直流 125V 充電器 A」，「直流125V 充電器 A-2」及び「AM 用直流 125V 充電器」で構成する。本系統全体の概要図を図 3.14-16～21 に，本系統に属する重大事故等対処設備を表 3.14-52 に示す。
所内蓄電式直流電源設備は，全交流動力電源喪失直後に直流 125V 蓄電池 A
から設計基準事故対処設備（重大事故等対処設備を含む），AM 用直流 125V 蓄電池から重大事故等対処設備に電源供給を行い，直流 125V 蓄電池 A-2 は待機状態にある。全交流動力電源喪失から 8 時間を経過した時点で，直流 125V 蓄電
池 A の一部負荷の電源を直流 125V 蓄電池 A-2 に切り替えるとともに，不要な負荷の切り離しを行う。さらに，全交流動力電源喪失から 19 時間を経過した時点で，直流 125V 蓄電池 A-2 の負荷の電源を AM 用直流 125V 蓄電池に切替えを行う。その後，運転継続することにより全交流動力電源喪失から 24 時間必
要な負荷に電源供給することが可能である。なお，交流電源である常設代替交
流電源設備又は可搬型代替交流電源設備の復旧後に，交流電源を直流 125V 蓄
電池 A，直流 125V 充電器 A-2 又は AM 用直流 125V 充電器を経由し直流母線に接続することで，電力を供給できる設計とする。
なお，所内蓄電式直流電源設備のうち，「AM 用直流 125V 蓄電池」及び「AM 用
直流 125V 充電器」で構成する系統を「常設代替直流電源設備」と定義する。
常設代替直流電源設備に属する重大事故等対処設備を表 3.14-53 に示す。
常設代替直流電源設備は，全交流動力電源喪失から 24 時間，AM 用直流 125V蓄電池から重大事故等対処設備に電源供給を行う設計とする。なお，交流電源である常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備の復旧後に，交流電源を AM 用直流 125V 充電器を経由し直流母線に接続することで，電力を供給できる設計とする。

添 3.14-92

非常用直流電源設備（ 蓄電池）区分Ⅰ

常設代替直流電源設備（ 蓄電池）
AM用MCC（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線

充
電
器

充
電
器

（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線

添 3.14-93

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系
（
電
動
機
）

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

計
装
設
備

逃
が
し
安
全
弁

逃
が
し
安
全
弁
（
自
動
減
圧
機
能
付
き
）

非
常
用
照
明

遮
断
器
操
作
回
路

残
留
熱
除
去
系
Ａ

MCCB切

高
圧
代
替
注
水
系

格
納
容
器
圧
力
逃
が
し
装
置

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系
（
電
動
機
）

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

計
装
設
備

設計基準事故対処設備

設計基準事故対処設備と重大事故等対処設備を兼用している設備

図 3.14-16 所内蓄電式直流電源設
備系統図（6 号炉）（全交流動力電源喪失直後～8 時間後）（常設代替直流電源設備を含む）

逃
が
し
安
全
弁

逃
が
し
安
全
弁
（
自
動
減
圧
機
能
付
き
）

非
常
用
照
明

Ｄ
／
Ｇ
系
Ａ

遮
断
器
操
作
回
路

充
電
器

重大事故等
対処設備

設計基準事故
対処設備

充
電
器

（区分Ⅱ）
（区分Ⅰ）

直流125V主母線盤A

※

（凡例）

直流母線
（分電盤側）

直流母線（MCC側）

残
留
熱
除
去
系
Ａ

設計基準事故対処設備と重大事故等対処設備を兼用している設備

図 3.14-17 所内蓄電式直流電源設
備系統図（6 号炉）（全交流動力電源喪失 8 時間後～19 時間後）（常設代替直流電源設備を含む）

ＭＣＣＢ
125V DC分電盤

125V DC分電盤

蓄電池

非
常
用
ガ
ス
処
理
系
Ａ

（区分Ⅱ）
480V母線※（区分Ⅰ）

AM用直流125V主母線盤

125V DC分電盤
バ
イ
タ
ル
交
流
電
源
Ａ

（区分Ⅰ）
480V母線

直流125V
蓄電池Ａ
充
電
器

MCCB切

高
圧
代
替
注
水
系

格
納
容
器
圧
力
逃
が
し
装
置

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系
（
電
動
機
）

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

計
装
設
備

逃
が
し
安
全
弁

逃
が
し
安
全
弁
（
自
動
減
圧
機
能
付
き
）

非
常
用
照
明

バ
イ
タ
ル
交
流
電
源
Ａ

Ｄ
／
Ｇ
系
Ａ

遮
断
器
操
作
回
路

蓄電池

非
常
用
ガ
ス
処
理
系
Ａ

残
留
熱
除
去
系
Ａ

区分Ⅰ

区分Ⅰ

区分Ⅰ
重大事故等
対処設備

（区分Ⅰ）
480V母線

直流125V
蓄電池A-2充電器

ＭＣＣＢ

125V DC分電盤

蓄電池

非
常
用
ガ
ス
処
理
系
Ａ

（区分Ⅱ）
480V母線

（区分Ⅱ）
（区分Ⅰ）

直流125V主母線盤A（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線（凡例）

125V DC分電盤
Ｄ
／
Ｇ
系
Ａ

（区分Ⅰ）
480V母線

充電器

直流母線（分電盤側）

直流母線（MCC側）

ＭＣＣＢ

バ
イ
タ
ル
交
流
電
源
Ａ

AM用MCC（区分Ⅰ）
480V母線※

直流母線（分電盤側）
125V DC分電盤

格
納
容
器
圧
力
逃
が
し
装
置

充
電
器

※
（区分Ⅰ）

AM用直流125V主母線盤

（凡例）

高
圧
代
替
注
水
系

（区分Ⅱ）
480V母線

AM用直流
125V蓄電池

充
電
器

※

直流母線
（MCC側）（区分Ⅰ）
480V母線

直流125V蓄電池Ａ
充電器

非常用直流電源設備（ 蓄電池）区分Ⅰ

常設代替直流電源設備（ 蓄電池）（区分Ⅰ）
480V母線

直流125V
蓄電池A-2
充
電
器

（区分Ⅱ）

（区分Ⅰ）

直流125V主母線盤A（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線

AM用直流
125V蓄電池

充
電
器

※
（区分Ⅰ）

AM用直流125V主母線盤

AM用MCC

直流125V
蓄電池Ａ
充
電
器

充
電
器

非常用直流電源設備（ 蓄電池）区分Ⅰ

常設代替直流電源設備（ 蓄電池）（区分Ⅰ）
480V母線

直流125V
蓄電池A-2AM用直流
125V蓄電池
充
電
器

（区分Ⅱ）
480V母線

重大事故等
対処設備

設計基準事故対処設備

設計基準事故対処設備と重大事故等対処設備を兼用している設備

図 3.14-18 所内蓄電式直流電源設
備系統図（6 号炉）（全交流動力電源喪失 19 時間後～24 時間後）（常設代替直流電源設備を含む）

MCCB切

常設代替直流電源設備（ 蓄電池）（区分Ⅰ）
480V母線

AM用MCC（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線

直流125V
蓄電池A-2AM用直流
125V蓄電池

充電器

常設代替直流電源設備（ 蓄電池）

非常用直流電源設備（ 蓄電池）区分Ⅰ（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線

AM用MCC

直流125V
蓄電池Ａ
充
電
器

充
電
器

充
電
器

（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線

充
電
器

※

（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線

直流125V
蓄電池A-2AM用直流
125V蓄電池

充電器

常設代替直流電源設備（ 蓄電池）

非常用直流電源設備（ 蓄電池）区分Ⅰ（区分Ⅰ）
480V母線

充
電
器

格
納
容
器
圧
力
逃
が
し
装
置

添 3.14-94

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系
（
電
動
機
）

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

計
装
設
備

逃
が
し
安
全
弁

逃
が
し
安
全
弁
（
自
動
減
圧
機
能
付
き
）

非
常
用
照
明

Ｄ
／
Ｇ
系
Ａ

ＭＣＣＢ
残
留
熱
除
去
系
Ａ

蓄電池

高
圧
代
替
注
水
系

格
納
容
器
圧
力
逃
が
し
装
置

MCCB切

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系
（
電
動
機
）

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

計
装
設
備

設計基準事故対処設備（区分Ⅰ）
480V母線

設計基準事故対処設備と重大事故等対処設備を兼用している設備

図 3.14-19 所内蓄電式直流電源設
備系統図（7 号炉）（全交流動力電源喪失直後～8 時間後）（常設代替直流電源設備を含む）

逃
が
し
安
全
弁

逃
が
し
安
全
弁
（
自
動
減
圧
機
能
付
き
）

非
常
用
照
明

Ｄ
／
Ｇ
系
Ａ

充
電
器

（区分Ⅱ）

（区分Ⅰ）

重大事故等
対処設備

設計基準事故対処設備（区分Ⅰ）

直流125V主母線盤A

125V DC分電盤

（凡例）
ＭＣＣＢ
非
常
用
ガ
ス
処
理
系
Ａ

充
電
器

※

直流母線

遮
断
器
操
作
回
路

（区分Ⅱ）
480V母線※

125V DC分電盤
バ
イ
タ
ル
交
流
電
源
Ａ

（区分Ⅰ）
480V母線

直流125V
蓄電池Ａ
充
電
器

残
留
熱
除
去
系
Ａ

蓄電池

高
圧
代
替
注
水
系

格
納
容
器
圧
力
逃
が
し
装
置

MCCB切

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系
（
電
動
機
）

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

計
装
設
備

設計基準事故対処設備と重大事故等対処設備を兼用している設備

図 3.14-20 所内蓄電式直流電源設
備系統図（7 号炉）（全交流動力電源喪失 8 時間後～19 時間後）（常設代替直流電源設備を含む）

125V DC分電盤

逃
が
し
安
全
弁

逃
が
し
安
全
弁
（
自
動
減
圧
機
能
付
き
）

非
常
用
照
明

バ
イ
タ
ル
交
流
電
源
Ａ

Ｄ
／
Ｇ
系
Ａ

遮
断
器
操
作
回
路

（凡例）
ＭＣＣＢ
非
常
用
ガ
ス
処
理
系
Ａ

残
留
熱
除
去
系
Ａ

蓄電池

MCCB切

区分Ⅰ

区分Ⅰ

区分Ⅰ
重大事故等
対処設備

（区分Ⅱ）
480V母線

直流125V
蓄電池A-2

充
電
器

（区分Ⅰ）

125V DC分電盤

（凡例）

非
常
用
ガ
ス
処
理
系
Ａ

充
電
器

直流125V主母線盤A

直流母線

遮
断
器
操
作
回
路

非常用直流電源設備（ 蓄電池）区分Ⅰ（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線

（区分Ⅱ）

（区分Ⅰ）

125V DC分電盤
バ
イ
タ
ル
交
流
電
源
Ａ

AM用MCC（区分Ⅰ）
480V母線※（区分Ⅰ）

125V DC分電盤

高
圧
代
替
注
水
系

（区分Ⅰ）
480V母線

AM用直流
125V蓄電池

充
電
器

※

（区分Ⅱ）

直流125V主母線盤A

直流母線

（区分Ⅱ）
480V母線

直流125V
蓄電池Ａ
充
電
器

充
電
器

※
（区分Ⅰ）

（区分Ⅰ）
480V母線

重大事故等
対処設備

設計基準事故対処設備

設計基準事故対処設備と重大事故等対処設備を兼用している設備

図 3.14-21 所内蓄電式直流電源設
備系統図（7 号炉）（全交流動力電源喪失 19 時間後～24 時間後）（常設代替直流電源設備を含む）

表 3.14-52
設備区分
主要設備

所内蓄電式直流電源設備に関する重大事故等対処設備一覧
設備名
直流 125V 蓄電池 A【常設】直流 125V 蓄電池 A-2【常設】AM 用直流 125V 蓄電池【常設】直流 125V 充電器 A【常設】直流 125V 充電器 A-2【常設】AM 用直流 125V 充電器【常設】
附属設備
－
燃料流路
－
電路
直流 125V 蓄電池及び充電器 A～直流母線電路【常設】直流 125V 蓄電池及び充電器 A-2～直流母線電路【常設】AM 用直流 125V 蓄電池及び充電器～直流母線電路【常設】※1
計装設備（補助）
M/C C 電圧【常設】M/C D 電圧【常設】P/C C-1 電圧【常設】P/C D-1 電圧【常設】直流 125V 主母線盤 A 電圧【常設】直流 125V 充電器盤 A-2 蓄電池電圧【常設】※1：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いる補助パ
ラメータ
表 3.14-53
設備区分
主要設備

常設代替直流電源設備に関する重大事故等対処設備一覧
設備名
AM 用直流 125V 蓄電池【常設】AM 用直流 125V 充電器【常設】
附属設備
－
燃料流路
－
電路
AM 用直流 125V 蓄電池及び充電器～直流母線電路【常設】※1
計装設備（補助）P/C C-1 電圧【常設】P/C D-1 電圧【常設】※1：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いる補助パ
ラメータ

添 3.14-95

3.14.2.3.2 主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
(1)直流 125V 蓄電池 A
個数
：1
電圧
：125V
容量
：約 6,000Ah
取付箇所 ：コントロール建屋地下中 2 階(2)直流 125V 蓄電池 A-2
個数
：1
電圧
：125V
容量
：約 4,000Ah
取付箇所 ：コントロール建屋地下 1 階(3)AM 用直流 125V 蓄電池
個数
：1
電圧
：125V
容量
：約 3,000Ah
取付箇所 ：原子炉建屋内の原子炉区域外地上 4 階(4)直流 125V 充電器 A
個数
：1
電圧
：125V
容量
：約 700A
取付箇所 ：コントロール建屋地下 1 階(5)直流 125V 充電器 A-2
個数
：1
電圧
：125V
容量
：約 400A
取付箇所 ：コントロール建屋地下 1 階(6)AM 用直流 125V 充電器
個数
：1
電圧
：125V
容量
：約 300A
取付箇所 ：原子炉建屋内の原子炉区域外地上 4 階

添 3.14-96

3.14.2.3.3 独立性及び位置的分散の確保
所内蓄電式直流電源設備は，表 3.14-54 に示すように，共通要因によって，設計基準事故対処設備の安全機能と同時に機能が損なわれるおそれがないよう，設計基準事故対処設備である非常用直流電源設備 B 系，C 系及び D 系の各機器と表 3.14-55 のとおり位置的分散，及び区画された部屋にそれぞれ配置することにより物理的分離を図ることで独立性を有する設計とする。
（57-2, 57-3, 57-10）

添 3.14-97

項目

共通 地
要因 震
故障
津
波

火
災

溢
水

表 3.14-54 設計基準事故対処設備との独立性
設計基準事故対処設備
重大事故防止設備
非常用直流電源設備
所内蓄電式直流電源設備
B 系，C 系及び D 系
設計基準事故対処設備の非常用直流電源設備 B 系，C 系及び D 系は耐震
S クラス設計とし，重大事故防止設備である所内蓄電式直流電源設備は耐震 S クラス設計とすることで，基準地震動 Ss が共通要因となり故障することのない設計とする。
設計基準事故対処設備を設置するコントロール建屋と，重大事故防止設
備を設置するコントロール建屋及び原子炉建屋は，ともに津波が到達しない位置とすることで，津波が共通要因となり故障することのない設計とする。
設計基準事故対処設備の非常用直流電源設備 B 系，C 系及び D 系と，重大事故防止設備である所内蓄電式直流電源設備は，火災が共通要因となり故障することのない設計とする（「共-7 重大事故等対処設備の内部火災に対する防護方針について」に示す）。
設計基準事故対処設備の非常用直流電源設備 B 系，C 系及び D 系と，重大事故防止設備である所内蓄電式直流電源設備は，溢水が共通要因となり故障することのない設計とする（「共-8 重大事故等対処設備の内部
溢水に対する防護方針について」に示す）。

添 3.14-98

電
源

電
路

表 3.14-55 位置的分散
設計基準事故対処設備
重大事故防止設備
非常用直流電源設備
所内蓄電式直流電源設備
B 系，C 系，D 系
直流 125V 蓄電池 B
直流 125V 蓄電池 A
直流 125V 蓄電池 C＜コントロール建屋
直流 125V 蓄電池 D
地下中 2 階＞
直流 125V 充電器 B
直流 125V 蓄電池 A-2
直流 125V 充電器 C
直流 125V 充電器 A
直流 125V 充電器 D
直流 125V 充電器 A-2＜いずれも＜いずれもコントロール建屋
コントロール建屋
地下 1 階※＞
地下 1 階※＞AM 用直流 125V 蓄電池
AM 用直流 125V 充電器＜いずれも原子炉建屋内の原子炉区域外
地上 4 階＞
直流 125V 蓄電池及び充電器 直流 125V 蓄電池及び充電器 A
B～直流母線電路～直流母線電路
直流 125V 蓄電池及び充電器 A-2
直流 125V 蓄電池及び充電器～直流母線電路C
AM 用直流 125V 蓄電池及び充電器～直流母線電路～直流母線電路
直流 125V 蓄電池及び充電器
D～直流母線電路※区分Ⅰである直流 125V 蓄電池 A，A-2，及び直流 125V 充電器 A，A-2，区
分Ⅱである直流 125V 蓄電池 B 及び直流 125V 充電器 B，区分Ⅲである直流
125V 蓄電池 C 及び直流 125V 充電器 C，及び区分Ⅳである直流 125V 蓄電池
D 及び直流 125V 充電器 D は，区分ごとに区画された部屋にそれぞれ配置することにより，物理的な分離設計とする。

添 3.14-99

なお，常設代替直流電源設備は，表 3.14-56 に示すように，共通要因によって，設計基準事故対処設備の安全機能と同時に機能が損なわれるおそれがない
よう，設計基準事故対処設備である非常用直流電源設備 A 系，B 系，C 系，D 系の各機器と表 3.14-57 のとおり位置的分散を図る設計とする。
また，炉心の著しい損傷，原子炉格納用容器の破損，及び貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷防止を防止するための設備のうち重大事故防止設備については，
直流 125V 蓄電池 A，A-2，B，C 及び D から設計基準事故対処設備への電路と，AM 用直流 125V 蓄電池から重大事故防止設備への電路を，独立性を有する設計とする。
（57-2, 57-3, 57-10）

添 3.14-100

項目

共通 地
要因 震
故障
津
波
火
災

溢
水

表 3.14-56 設計基準事故対処設備との独立性
設計基準事故対処設備
重大事故防止設備
非常用直流電源設備
常設代替直流電源設備
A 系，B 系，C 系，D 系
設計基準事故対処設備の非常用直流電源設備 A 系，B 系，C 系及び D 系
は耐震 S クラス設計とし，重大事故防止設備である常設代替直流電源設
備は耐震 S クラス設計とすることで，基準地震動 Ss が共通要因となり故障することのない設計とする。
設計基準事故対処設備を設置するコントロール建屋と，重大事故防止設
備を保管する原子炉建屋は，ともに津波が到達しない位置とすること
で，津波が共通要因となり故障することのない設計とする。
設計基準事故対処設備の非常用直流電源設備 A 系，B 系，C 系及び D 系と，重大事故防止設備である常設代替直流電源設備は，火災が共通要因となり故障することのない設計とする（「共-7 重大事故等対処設備の内部火災に対する防護方針について」に示す）。
設計基準事故対処設備の非常用直流電源設備 A 系，B 系，C 系及び D 系と，重大事故防止設備である常設代替直流電源設備は，溢水が共通要因となり故障することのない設計とする（「共-8 重大事故等対処設備の内部溢水に対する防護方針について」に示す）。

添 3.14-101

電
源

電
路

表 3.14-57 位置的分散
設計基準事故対処設備
重大事故防止設備
非常用直流電源設備
常設代替直流電源設備
A 系，B 系，C 系，D 系
直流 125V 蓄電池 A
AM 用直流 125V 蓄電池＜コントロール建屋AM 用直流 125V 充電器
地下中 2 階＞
＜いずれも原子炉建屋内の原子炉区域外
直流 125V 蓄電池 A-2
地上 4 階＞
直流 125V 蓄電池 B
直流 125V 蓄電池 C
直流 125V 蓄電池 D
直流 125V 充電器 A
直流 125V 充電器 A-2
直流 125V 充電器 B
直流 125V 充電器 C
直流 125V 充電器 D＜いずれもコントロール建屋
地下 1 階＞
直流 125V 蓄電池及び充電 AM 用直流 125V 蓄電池及び充電器
器A～直流母線電路～直流母線電路
直流 125V 蓄電池及び充電器 A-2～直流母線電路
直流 125V 蓄電池及び充電器B～直流母線電路
直流 125V 蓄電池及び充電器C～直流母線電路
直流 125V 蓄電池及び充電器D～直流母線電路

添 3.14-102

3.14.2.3.4 設置許可基準規則第 43 条への適合方針
3.14.2.3.4.1 設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
ａ）直流 125V 蓄電池 A
所内蓄電式直流電源設備の直流 125V 蓄電池 A は，コントロール建屋内に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，コントロール建屋の環境条件を考慮し，以下の表 3.14-58 に示す設計とする。
（57-2）
表 3.14-58 想定する環境条件及び荷重条件（直流 125V 蓄電池 A）
環境条件等
対応
温度・圧力・湿 コントロール建屋内で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条度・放射線件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候によ 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
る影響
海水を通水する 海水を通水することはない。
系統への影響地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する。（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）
風（台風）・積雪 コントロール建屋内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

添 3.14-103ｂ）直流 125V 蓄電池 A-2
所内蓄電式直流電源設備の直流 125V 蓄電池 A-2 は，コントロール建屋内に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場
合における，コントロール建屋の環境条件を考慮し，以下の表 3.14-59 に示す設計とする。
（57-2）
表 3.14-59 想定する環境条件及び荷重条件（直流 125V 蓄電池 A-2）
環境条件等
対応
温度・圧力・湿 コントロール建屋内で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条度・放射線件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候によ 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
る影響
海水を通水する 海水を通水することはない。
系統への影響地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する。（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）
風（台風）・積雪 コントロール建屋内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

添 3.14-104ｃ）AM 用直流 125V 蓄電池
所内蓄電式直流電源設備及び常設代替直流電源設備の AM 用直流 125V 蓄電池
は，原子炉建屋内の原子炉区域外の建屋内に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，原子炉建屋内の原子
炉区域外の建屋内の環境条件を考慮し，以下の表 3.14-60 に示す設計とする。
（57-2）
表 3.14-60 想定する環境条件及び荷重条件（AM 用直流 125V 蓄電池）
環境条件等
対応
温度・圧力・湿 原子炉建屋内の原子炉区域外の建屋内で想定される温度，圧力，湿度・放射線度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋 外 の 天 候 に 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
よる影響
海 水 を 通 水 す 海水を通水することはない。
る系統への影響地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する。（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）
風（台風）・積 原子炉建屋内の原子炉区域外の建屋内に設置するため，風（台風）
雪及び積雪の影響は受けない。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

添 3.14-105ｄ）直流 125V 充電器 A
所内蓄電式直流電源設備の直流 125V 充電器 A は，コントロール建屋内に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，コントロール建屋の環境条件を考慮し，以下の表 3.14-61 に示す設計とする。
（57-2）
表 3.14-61 想定する環境条件及び荷重条件（直流 125V 充電器 A）
環境条件等
対応
温度・圧力・湿 コントロール建屋内で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条度・放射線件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候によ 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
る影響
海水を通水する 海水を通水することはない。
系統への影響地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する。（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）
風（台風）・積雪 コントロール建屋内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

添 3.14-106ｅ）直流 125V 充電器 A-2
所内蓄電式直流電源設備の直流 125V 充電器 A-2 は，コントロール建屋内に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場
合における，コントロール建屋の環境条件を考慮し，以下の表 3.14-62 に示す設計とする。
（57-2）
表 3.14-62 想定する環境条件及び荷重条件（直流 125V 充電器 A-2）
環境条件等
対応
温度・圧力・湿 コントロール建屋内で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条度・放射線件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候によ 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
る影響
海水を通水する 海水を通水することはない。
系統への影響地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する。（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）
風（台風）・積雪 コントロール建屋内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

添 3.14-107

ｆ）AM 用直流 125V 充電器
所内蓄電式直流電源設備及び常設代替直流電源設備の AM 用直流 125V 充電器
は，原子炉建屋内の原子炉区域外の建屋内に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，原子炉建屋内の原子
炉区域外の建屋内の環境条件を考慮し，以下の表 3.14-63 に示す設計とする。
（57-2）
表 3.14-63 想定する環境条件及び荷重条件（AM 用直流 125V 充電器）
環境条件等
対応
温度・圧力・湿 原子炉建屋内の原子炉区域外の建屋内で想定される温度，圧力，湿度・放射線度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋 外 の 天 候 に 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
よる影響
海 水 を 通 水 す 海水を通水することはない。
る系統への影響地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する。（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）
風（台風）・積 原子炉建屋内の原子炉区域外の建屋内に設置するため，風（台風）
雪及び積雪の影響は受けない。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

添 3.14-108

(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
所内蓄電式直流電源設備及び常設代替直流電源設備の直流母線の遮断器を手動操作することにより供給する蓄電池を切り替えること，及び AM 用直流
125V 充電器，直流 125V 充電器 A 及び A-2 の運転状態を表示及び計器で確認できることから，確実な操作が可能な設計とする。
なお全交流動力電源喪失直後から 8 時間経過するまでの期間については操作不要である。
所内蓄電式直流電源設備で，操作が必要な各遮断器，断路器については，現場で容易に操作可能な設計とする。表 3.14-64～67 に操作対象機器の操作場所を示す。
表 3.14-64 操作対象機器（全交流動力電源喪失から 8 時間を経過した時点の切替え
操作【6 号炉】）
機器名称
状 態 の 変 操作場所
操作方法
化
直流 125V 主母線盤遮断器
入→切コントロール建屋地下 1 遮断器操作（直流母線（分電盤側）側）
階
直流 125V 主母線盤遮断器
入→切コントロール建屋地下 1 遮断器操作（直流母線（MCC 側）側）
階
直流母線（分電盤側）遮断器 入→切コントロール建屋地下 1 遮断器操作（直流 125V 主母線盤 A 側）
階
直流母線（MCC 側）遮断器
入→切
原子炉建屋内の原子炉 遮断器操作（直流 125V 主母線盤 A 側）
区域外地下 1 階
直流 125V 主母線盤遮断器
入→切コントロール建屋地下 1 遮断器操作（不要な負荷）階
125V DC 分電盤
入→切コントロール建屋地下 1 遮断器操作（不要な負荷）階
直流母線（分電盤側）遮断器 切→入コントロール建屋地下 1 遮断器操作（直流 125V 蓄電池 A-2 側）階
直流母線（MCC 側）遮断器
切→入
原子炉建屋内の原子炉 遮断器操作（直流 125V 蓄電池 A-2 側）
区域外地下 1 階

添 3.14-109

表 3.14-65

操作対象機器（全交流動力電源喪失から 19 時間を経過した時点の切替え操作【6 号炉】）
機器名称
状 態 の 変 操作場所
操作方法
化
直流母線（分電盤側）遮断器 入→切コントロール建屋地下 1 遮断器操作（直流 125V 主母線盤 A-2
階側）
直流母線（MCC 側）遮断器
入→切
原子炉建屋内の原子炉 遮断器操作（直流 125V 主母線盤 A-2
区域外地下 1 階側）
直流母線（分電盤側）遮断器 切→入コントロール建屋地下 1 遮断器操作（AM 用直流 125V 蓄電池側）
階
直流母線(MCC 側）遮断器
切→入
原子炉建屋内の原子炉 遮断器操作（AM 用直流 125V 蓄電池側）
区域外地下 1 階
AM 用直流 125V 充電器遮断 切→入原子炉建屋内の原子炉 遮断器操作器
区域外地上 4 階
（直流母線（分電盤側）側充電器出力）
AM 用直流 125V 充電器遮断 切→入原子炉建屋内の原子炉 遮断器操作器
区域外地上 4 階
（直流母線（MCC 側）側充電器出力）

表 3.14-66

操作対象機器（全交流動力電源喪失から 8 時間を経過した時点の切替え
操作【7 号炉】）
機器名称
状 態 の 変 操作場所
操作方法
化
直流 125V 主母線盤遮断器
入→切コントロール建屋地下 1 遮断器操作（直流母線側）階
直流母線遮断器入→切コントロール建屋地下 1 遮断器操作（直流 125V 主母線盤 A 側）階
直流 125V 主母線盤遮断器
入→切コントロール建屋地下 1 遮断器操作（不要な負荷）階
125V DC 分電盤
入→切コントロール建屋地下 1 遮断器操作（不要な負荷）階
直流母線遮断器
切→入コントロール建屋地下 1 遮断器操作（直流 125V 蓄電池 A-2 側）階

添 3.14-110

表 3.14-67

操作対象機器（全交流動力電源喪失から 19 時間を経過した時点の切替え操作【7 号炉】）
機器名称
状 態 の 変 操作場所
操作方法
化
直流母線遮断器入→切コントロール建屋地下 1 遮断器操作（直流 125V 蓄電池 A-2 側）階
直流母線遮断器
切→入コントロール建屋地下 1 遮断器操作（AM 用直流 125V 蓄電池側）
階
AM 用直流 125V 充電器遮断 切→入原子炉建屋内の原子炉 遮断器操作器
区域外地下 4 階
（直流母線側充電器出力）

以下に所内蓄電式直流電源設備を構成する主要設備の操作性を示す。
ａ）直流 125V 蓄電池 A
所内蓄電式直流電源設備の直流 125V 蓄電池 A は操作不要である。
ｂ）直流 125V 蓄電池 A-2
所内蓄電式直流電源設備の直流 125V 蓄電池 A-2 は操作不要である。
ｃ）AM 用直流 125V 蓄電池
所内蓄電式直流電源設備及び常設代替直流電源設備の AM 用直流 125V 蓄電池
は操作不要である。
ｄ）直流 125V 充電器 A
所内蓄電式直流電源設備の直流 125V 充電器 A は操作不要である。
ｅ）直流 125V 充電器 A-2
所内蓄電式直流電源設備の直流 125V 充電器 A-2 は操作不要である。
ｆ）AM 用直流 125V 充電器
所内蓄電式直流電源設備及び常設代替直流電源設備の AM 用直流 125V 充電器
は操作不要である。

添 3.14-111

(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
ａ）直流 125V 蓄電池 A
所内蓄電式直流電源設備の直流 125V 蓄電池 A は，表 3.14-68 に示すように運転中又は停止中に機能・性能試験又は外観の確認が可能な設計とする。
性能の確認として，直流 125V 蓄電池 A の単体及び総電圧を確認する。
蓄電池の総電圧の確認を可能とする計器を設けた設計とする。また，蓄電池
単体については，電圧の確認を可能とする構造とする。
（57-4）
表 3.14-68 直流 125V 蓄電池 A の試験及び検査
プラント状態項目内容
運転中
蓄電池の単体及び総電圧の確認
又は機能・性能試験
停止中ｂ）直流 125V 蓄電池 A-2
所内蓄電式直流電源設備の直流 125V 蓄電池 A-2 は，表 3.14-69 に示すように運転中又は停止中に機能・性能試験又は外観の確認が可能な設計とする。
性能の確認として，直流 125V 蓄電池 A-2 の単体及び総電圧並びに単体の比重を確認する。
蓄電池の総電圧の確認を可能とする計器を設けた設計とする。また，蓄電池
単体については，電圧，比重の確認を可能とする構造とする。また，均等充電が可能な設計とする。
（57-4）
表 3.14-69 直流 125V 蓄電池 A-2 の試験及び検査
プラント状態項目内容
運転中
蓄電池の単体及び総電圧の確認
又は機能・性能試験
蓄電池の単体の比重確認
停止中
均等充電

添 3.14-112ｃ）AM 用直流 125V 蓄電池
所内蓄電式直流電源設備及び常設代替直流電源設備の AM 用直流 125V 蓄電池
は，表 3.14-70 に示すように運転中又は停止中に機能・性能試験又は外観の確認が可能な設計とする。
性能の確認として，AM 用直流 125V 蓄電池の単体及び総電圧を確認する。
蓄電池の総電圧の確認を可能とする計器を設けた設計とする。また，蓄電池単体については，電圧の確認を可能とする構造とする。
（57-4）
表 3.14-70 AM 用直流 125V 蓄電池の試験及び検査
プラント状態項目内容
運転中
蓄電池の単体及び総電圧の確認
又は機能・性能試験
停止中ｄ）直流 125V 充電器 A
所内蓄電式直流電源設備の直流 125V 充電器 A は，表 3.14-71 に示すように運転中又は停止中に機能・性能試験及び外観検査が可能な設計とする。
性能の確認として，直流 125V 充電器 A の盤内外部の目視により性能に影響を及ぼすおそれのある異常がないこと，電気回路の絶縁抵抗に異常がないこと，
運転状態により半導体素子の動作に異常がないことを確認する。
直流 125V 充電器 A の出力電圧の確認を可能とする計器を設けた設計とする。
（57-4）
表 3.14-71 直流 125V 充電器 A の試験及び検査
プラント状態項目内容
充電器の出力電圧，絶縁抵抗の確
運転中機能・性能試験
認
又は
停止中
外観検査
充電器の外観の確認

添 3.14-113ｅ）直流 125V 充電器 A-2
所内蓄電式直流電源設備の直流 125V 充電器 A-2 は，表 3.14-72 に示すように運転中又は停止中に機能・性能試験及び外観検査が可能な設計とする。
性能の確認として，直流 125V 充電器 A-2 の盤内外部の目視により性能に影響を及ぼすおそれのある異常がないこと，電気回路の絶縁抵抗に異常がないこと，運転状態により半導体素子の動作に異常がないことを確認する。
直流 125V 充電器 A-2 の出力電圧の確認を可能とする計器を設けた設計とする。
（57-4）
表 3.14-72 直流 125V 充電器 A-2 の試験及び検査
プラント状態項目内容
充電器の出力電圧，絶縁抵抗の確
運転中機能・性能試験
認
又は
停止中
外観検査
充電器の外観の確認ｆ）AM 用直流 125V 充電器
所内蓄電式直流電源設備及び常設代替直流電源設備の AM 用直流 125V 充電器
は，表 3.14-73 に示すように運転中又は停止中に機能・性能試験及び外観検査が可能な設計とする。
性能の確認として，AM 用直流 125V 充電器の盤内外部の目視により性能に影響を及ぼすおそれのある異常がないこと，電気回路の絶縁抵抗に異常がないこと，運転状態により半導体素子の動作に異常がないことを確認する。
AM 用直流 125V 充電器の出力電圧の確認を可能とする計器を設けた設計とする。
（57-4）
表 3.14-73 AM 用直流 125V 充電器の試験及び検査
プラント状態項目内容
充電器の出力電圧，絶縁抵抗の確
運転中機能・性能試験
認
又は
停止中
外観検査
充電器の外観の確認

添 3.14-114

(4) 切替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
所内蓄電式直流電源設備及び常設代替直流電源設備の直流 125V 蓄電池 A，
直流 125V 蓄電池 A-2，直流 125V 充電器 A，直流 125V 充電器 A-2 は，通常時において本来の用途である設計基準対象施設へ電源供給している。AM 用直流 125V
蓄電池及び AM 用直流 125V 充電器は本来の用途以外の用途には使用しない。なお，所内蓄電式直流電源設備として設備の電源供給元を切り替える操作として遮断器操作を行うが，遮断器の速やかな切替えが可能な設計とする。切替え操作の対象機器は(2)操作性の表 3.14-64～67 と同様である。
（57-3）
これにより図 3.14-22～23 で示すタイムチャートのとおり速やかに切替えが可能である。
経過時間（時間）
7

手順の項目

18

9

19

20

21

24

備考

直流１２５Ｖ蓄電池Ａ－２か らAM 用直流 １２５Ｖ蓄 電池へ の切替 え
19時間

直流１２５Ｖ蓄電池Ａから蓄電池 Ａ－ ２への 切替 え
8時間

要員（数）
中央制御室運転員Ａ，Ｂ

8

通信連絡設備準備，電源切替え前準備（ＲＣＩＣ停止操作）

2

電源切替え前準備（ＲＣＩＣ停止操作）
移動，電源切替え前準備

所内蓄電池式直流電源設備による給電

Ａ → Ａ－２ 受電切替え

現場運転員Ｃ，Ｄ

不要負荷の切離し

2

移動，電源切替え前準備
Ａ－２ → ＡＭ 受電切替え

図 3.14-22 所内蓄電式直流電源設備及び常設代替直流電源設備による電源供給（蓄電池 A，A-2，AM 用蓄電池切替え）のタイムチャート（6 号炉の例）
経過時間（時間）
7

手順の項目

18

9

直流１２５Ｖ蓄電池Ａから蓄電池 Ａ－ ２への 切替 え
8時間

要員（数）
中央制御室運転員Ａ，Ｂ

8

2

19

20

21

24

備考

直流１２５Ｖ蓄電池Ａ－２か らAM 用直流 １２５Ｖ蓄 電池へ の切替 え
19時間

通信連絡設備準備，電源切替え前準備（ＲＣＩＣ停止操作）
電源切替え前準備（ＲＣＩＣ停止操作）
移動，電源切替え前準備

所内蓄電池式直流電源設備による給電

Ａ → Ａ－２ 受電切替え

現場運転員Ｃ，Ｄ

2

不要負荷の切離し移動，電源切替え前準備
Ａ－２ → ＡＭ 受電切替え

図 3.14-23
所内蓄電式直流電源設備及び常設代替直流電源設備による電源供給（蓄電池 A，A-2，AM 用蓄電池切替え）のタイムチャート（7 号炉の例）＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての 1.14 で示すタイムチャート

添 3.14-115

(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
所内蓄電式直流電源設備の直流 125V 蓄電池 A，直流 125V 蓄電池 A-2，直流
125V 充電器 A 及び直流 125V 充電器 A-2 は，表 3.14-74 に示すように，通常時は設計基準事故対処設備として使用する場合と同じ系統構成とし，重大事故等
時に遮断器操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
また，所内蓄電式直流電源設備及び常設代替直流電源設備の AM 用直流 125V
蓄電池及び AM 用直流 125V 充電器は，通常時は非常用直流電源設備と分離し，重大事故等時に通常時と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する，及び遮断器等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
（57-3，57-7）
表 3.14-74 他系統との隔離
取合系統
系統隔離
駆動方式 動作AM 用直流 125V 蓄電池 直流母線
手動
通常時切（AM 用直流 125V 蓄電池側）

添 3.14-116

(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設
置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
所内蓄電式直流電源設備及び常設代替直流電源設備の系統構成に操作が必
要な機器の設置場所，操作場所を表 3.14-75 に示す。これらの操作場所は，想定される事故時における放射線量が高くなるおそれが少ないため，設置場所で操作可能な設計とする。
（57-2）
表 3.14-75 操作対象機器設置場所
機器名称
設置場所
操作場所
AM 用直流 125V 主母線盤 原子炉建屋の二次原子炉建屋の二次（6 号炉）
格納施設外地上 4 階 格納施設外地上 4 階
AM 用直流 125V 充電器
原子炉建屋の二次原子炉建屋の二次（7 号炉）
格納施設外地上 4 階 格納施設外地上 4 階
直流母線
コントロール建屋
コントロール建屋（分電盤側）（6 号炉） 地下 1 階
地下 1 階
直流母線
原子炉建屋の二次原子炉建屋の二次（MCC 側）（6 号炉）
格納施設外地下 1 階 格納施設外地下 1 階
直流母線
コントロール建屋
コントロール建屋（7 号炉）
地下 1 階
地下 1 階直流 125V 主母線盤
コントロール建屋
コントロール建屋
地下 1 階
地下 1 階125V DC 分電盤
コントロール建屋
コントロール建屋
地下 1 階
地下 1 階添 3.14-117

3.14.2.3.4.1

設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 2 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
所内蓄電式直流電源設備及び常設代替直流電源設備の直流 125V 蓄電池 A，
直流 125V 蓄電池 A-2，AM 用直流 125V 蓄電池 A は，想定される重大事故等時において，これらを組み合わせ，重大事故等対処時に負荷切り離しを行わず 8 時間，その後必要な負荷以外を切り離して 16 時間の合計 24 時間にわたり必要な設備へ直流電源を供給するために必要な容量として，直流 125V 蓄電池 A を約
6,000Ah，直流 125V 蓄電池 A-2 を約 4,000Ah，AM 用直流 125V 蓄電池を約 3,000Ahを有する設計とする。
(57-5)(2) 共用の禁止（設置許可基準規則第 43 条第 2 項二）(ⅰ) 要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
所内蓄電式直流電源設備及び常設代替直流電源設備は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。

添 3.14-118

(3) 設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 2 項三）(ⅰ) 要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
所内蓄電式直流電源設備は，共通要因によって，設計基準事故対処設備の安全機能と同時に機能が損なわれるおそれがないよう，設計基準事故対処設備である非常用直流電源設備 B 系，C 系，D 系の各機器と表 3.14-76 のとおり位置
的分散，及び区画された部屋にそれぞれ配置することにより物理的分離を図る
設計とする。
（57-2, 57-3, 57-10）

添 3.14-119

電
源

電
路

表 3.14-76
設計基準事故対処設備
非常用直流電源設備
B 系，C 系，D 系
直流 125V 蓄電池 B
直流 125V 蓄電池 C
直流 125V 蓄電池 D
直流 125V 充電器 B
直流 125V 充電器 C
直流 125V 充電器 D＜いずれもコントロール建屋
地下 1 階※＞多重性又は多様性，位置的分散
重大事故防止設備
所内蓄電式電源設備

直流 125V 蓄電池 A＜コントロール建屋
地下中 2 階＞
直流 125V 蓄電池 A-2
直流 125V 充電器 A
直流 125V 充電器 A-2＜いずれもコントロール建屋
地下 1 階※＞AM 用直流 125V 蓄電池
AM 用直流 125V 充電器＜いずれも原子炉建屋内の原子炉区域外
地上 4 階＞
直流 125V 蓄電池及び充 直流 125V 蓄電池及び充電器 A
電器 B～直流母線電路～直流母線電路
直流 125V 蓄電池及び充電器 A-2
直流 125V 蓄電池及び充～直流母線電路
電器 C
AM 用直流 125V 蓄電池及び充電器～直流母線電路～直流母線電路
直流 125V 蓄電池及び充電器 D～直流母線電路※区分Ⅰである直流 125V 蓄電池 A，A-2，及び直流 125V 充電器 A，A-2，区
分Ⅱである直流 125V 蓄電池 B 及び直流 125V 充電器 B，区分Ⅲである直流
125V 蓄電池 C 及び直流 125V 充電器 C，及び区分Ⅳである直流 125V 蓄電池
D 及び直流 125V 充電器 D は，区分ごとに区画された部屋にそれぞれ配置することにより，物理的な分離設計とする。

添 3.14-120

なお，常設代替直流電源設備は，共通要因によって，設計基準事故対処設備の安全機能と同時に機能が損なわれるおそれがないよう，設計基準事故対処設
備である非常用直流電源設備 A 系，B 系，C 系，D 系の各機器と表 3.14-77 のとおり位置的分散を図る設計とする。
また，炉心の著しい損傷，原子炉格納用容器の破損，及び貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷防止を防止するための設備のうち重大事故防止設備については，
直流 125V 蓄電池 A，A-2，B，C 及び D から設計基準事故対処設備への電路と，AM 用直流 125V 蓄電池から重大事故防止設備への電路を，独立性を有する設計とする。
（57-10）

添 3.14-121

電
源

電
路

表 3.14-77 多重性又は多様性，位置的分散
設計基準事故対処設備
重大事故防止設備
非常用直流電源設備
常設代替直流電源設備
A 系，B 系，C 系，D 系
直流 125V 蓄電池 A
AM 用直流 125V 蓄電池＜コントロール建屋AM 用直流 125V 充電器
地下中 2 階＞
＜いずれも原子炉建屋内の原子炉区域外
直流 125V 蓄電池 A-2
地上 4 階＞
直流 125V 蓄電池 B
直流 125V 蓄電池 C
直流 125V 蓄電池 D
直流 125V 充電器 A
直流 125V 充電器 A-2
直流 125V 充電器 B
直流 125V 充電器 C
直流 125V 充電器 D＜いずれもコントロール建屋
地下 1 階＞
直流 125V 蓄電池及び充電 AM 用直流 125V 蓄電池及び充電器
器A～直流母線電路～直流母線電路
直流 125V 蓄電池及び充電器 A-2～直流母線電路
直流 125V 蓄電池及び充電器B～直流母線電路
直流 125V 蓄電池及び充電器C～直流母線電路
直流 125V 蓄電池及び充電器D～直流母線電路

添 3.14-122

3.14.2.4 可搬型直流電源設備
3.14.2.4.1 設備概要
可搬型直流電源設備は，設計基準事故対処設備の交流電源及び直流電源が喪失した場合，直流電源が必要な設備に電源を供給することにより，重大事故等が発生した場合において炉心の著しい損傷，原子炉格納容器の破損，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷及び運転停止中原子炉内燃料体の著しい損傷を防止することを目的として設置するものである。
本系統は代替所内電気設備から受電した交流電源を直流電源に変換する「AM用直流 125V 充電器」，代替所内電気設備に電源供給を行う可搬型代替交流電源設備である「電源車」，「軽油タンク」及び「タンクローリ（4kL）」，代替所内電気設備として電路を構成する「緊急用電源切替箱断路器」，「緊急用電源切替箱接続装置」，「AM 用動力変圧器」，「AM 用 MCC」及び常設代替直流電源設備である「AM 用直流 125V 蓄電池」で構成する。可搬型直流電源設備は，電源車を代替
所内電気設備及び AM 用直流 125V 充電器を経由し直流母線へ接続することで電力を供給できる設計とする。本系統全体の概要図を図 3.14-24～27 に，本系統に属する重大事故等対処設備を表 3.14-78 に示す。
本系統は，電源車を所定の接続先である AM 用動力変圧器又は緊急用電源切
替箱接続装置に接続し，代替所内電気設備の系統構成を行った後，電源車の操作ボタンにより起動する。その後，AM 用直流 125V 充電器から必要な負荷に給電する。また，電源車の運転中は，軽油タンクからタンクローリ（4kL）により燃料を電源車に補給することで電源車の運転を継続する。
可搬型直流電源設備は，電源車の運転を継続することで，設計基準事故対処
設備の交流電源及び直流電源の喪失から 24 時間にわたり必要な負荷に電力の供給を行うことができる設計とする。
可搬型直流電源設備の設計基準事故対処設備に対する独立性，位置的分散については 3.14.2.4.3 項に詳細を示す。
なお，逃がし安全弁用可搬型蓄電池については，「3.3 原子炉冷却材圧力バ
ウンダリを減圧するための設備（設置許可基準規則 46 条に対する方針を示す章）」で示す。

添 3.14-123

第二ガスタービン発電機
GTG

GTG

添 3.14-124

図 3.14-24 可搬型直流電源設備系統図（電源車～緊急用電源切替箱接続装置～AM 用直流 125V 充電器）

【凡例】

第一
ガスタービン
発電機

荒浜側
緊急用高圧母線

GTG

GTG

GTG

：ガスタービン発電機

D/G：非常用ディーゼル発電機：遮断器
大湊側緊急用
高圧母線：断路器：配線用遮断器

緊急用断路器
：接続装置
：切替装置

6号炉

7号炉
緊急用
電源切替箱
断路器
緊急用
電源切替箱
接続装置

D/G

電源
車

D/G
(6B)

非常用高圧
母線 6C

非常用高圧
母線 6D
AM用
動力変圧器

非常用低圧
母線 6C-1

MCC 6C系

AM用MCC

代替所内
電気設備

AM用直流
125V充電器

(7B)

非常用高圧
母線 7C

非常用高圧
母線 7D

動力変圧器

非常用低圧
母線 6D-1

非常用低圧
母線 7C-1

AM用
動力変圧器

非常用低圧
母線 7D-1

代替所内
電気設備

M

MCC 7D系

非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】
AM用切替盤
7B

AM用切替盤
7A
M

動力変圧器

AM用MCCMCC 7C系

非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

D/G

(7A)

動力変圧器

AM用切替盤
6B

AM用切替盤
6A
M

電源車

MCC 6D系

非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】

緊急用
電源切替箱
接続装置

D/G

(6A)

動力変圧器

非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

MCC：モータ・コントロール・
センタ

緊急用
電源切替箱
断路器

AM用直流
125V充電器

M第二ガスタービン発電機
GTG

GTG

【凡例】

添 3.14-125

図 3.14-25 可搬型直流電源設備系統図（電源車～AM 用動力変圧器～AM 用直流 125V 充電器）

第一
ガスタービン
発電機

荒浜側
緊急用高圧母線

GTG

GTG

GTG

：ガスタービン発電機

D/G：非常用ディーゼル発電機：遮断器
大湊側緊急用
高圧母線：断路器：配線用遮断器

緊急用断路器
：接続装置
：切替装置

6号炉

7号炉
緊急用
電源切替箱
断路器

緊急用
電源切替箱
断路器
緊急用
電源切替箱
接続装置

D/G

D/G

D/G

(6B)

(7A)

(7B)

非常用高圧
母線 6C 電源

非常用高圧
母線 6D

非常用高圧
母線 7C 電源

非常用高圧
母線 7D

動力変圧器

動力変圧器

非常用低圧
母線 6D-1

非常用低圧
母線 7C-1

車

車

AM用
動力変圧器

非常用低圧
母線 6C-1

MCC 6C系

AM用MCC

代替所内
電気設備

MCC 6D系

非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】

AM用直流
125V充電器

AM用
動力変圧器

非常用低圧
母線 7D-1

代替所内
電気設備

M

MCC 7D系

非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】
AM用切替盤
7B

AM用切替盤
7A
M

動力変圧器

AM用MCCMCC 7C系

非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

AM用切替盤
6B

AM用切替盤
6A
M

緊急用
電源切替箱
接続装置

D/G

(6A)

動力変圧器

非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

MCC：モータ・コントロール・
センタ

AM用直流
125V充電器

M電源車

常設代替直流電源設備（ 蓄電池）（区分Ⅰ）
AM用MCC 6B 480V母線（区分Ⅰ）
480V母線

非常用直流電源設備（ 蓄電池）区分Ⅰ（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線

直流125V
蓄電池A-2AM用直流
125V蓄電池
充
電
器

（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線

直流125V
蓄電池Ａ
充
電
器

充
電
器

充
電
器

充
電
器

※
（区分Ⅰ）

AM用直流125V主母線盤（区分Ⅰ）

直流125V主母線盤A

（区分Ⅱ）

※

（凡例）

直流母線
（分電盤側）

直流母線（MCC側）

ＭＣＣＢ
125V DC分電盤

125V DC分電盤
高
圧
代
替
注
水
系

格
納
容
器
圧
力
逃
が
し
装
置

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系
（
電
動
機
）

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

計
装
設
備

逃
が
し
安
全
弁

逃
が
し
安
全
弁
（
自
動
減
圧
機
能
付
き
）

非
常
用
照
明

バ
イ
タ
ル
交
流
電
源
Ａ

Ｄ
／
Ｇ
系
Ａ

遮
断
器
操
作
回
路

蓄電池

非
常
用
ガ
ス
処
理
系
Ａ

残
留
熱
除
去
系
Ａ

MCCB切

区分Ⅰ
重大事故等
対処設備
図 3.14-26

設計基準事故対処設備

設計基準事故対処設備と重大事故等対処設備を兼用している設備

可搬型直流電源設備系統図（直流回路・6 号炉）

添 3.14-126

常設代替直流電源設備（ 蓄電池）

電源車

AM用MCC 7B（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線

非常用直流電源設備（ 蓄電池）区分Ⅰ（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線

直流125V
蓄電池A-2AM用直流
125V蓄電池

充
電
器

（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線

直流125V
蓄電池Ａ
充
電
器

充
電
器

充
電
器

充
電
器

※

（区分Ⅱ）

※
（区分Ⅰ）

（区分Ⅰ）

直流125V主母線盤A

直流母線

125V DC分電盤

高
圧
代
替
注
水
系

格
納
容
器
圧
力
逃
が
し
装
置

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系
（
電
動
機
）

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

125V DC分電盤

逃
が
し
安
全
弁

計
装
設
備

逃
が
し
安
全
弁
（
自
動
減
圧
機
能
付
き
）

非
常
用
照
明

バ
イ
タ
ル
交
流
電
源
Ａ

Ｄ
／
Ｇ
系
Ａ

遮
断
器
操
作
回
路

（凡例）
ＭＣＣＢ
非
常
用
ガ
ス
処
理
系
Ａ

残
留
熱
除
去
系
Ａ

蓄電池

MCCB切

区分Ⅰ
重大事故等
対処設備
図 3.14-27

設計基準事故対処設備

設計基準事故対処設備と重大事故等対処設備を兼用している設備

可搬型直流電源設備系統図（直流回路・7 号炉）

添 3.14-127

表 3.14-78
設備区分
主要設備

附属設備
燃料流路
電路

可搬型直流電源設備に関する重大事故等対処設備一覧
設備名
電源車【可搬】
AM 用直流 125V 充電器【常設】軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】－
軽油タンク出口ノズル・弁【常設】ホース【可搬】
電源車～緊急用電源切替箱接続装置～AM 用直流 125V 蓄電池及び充電器～直流母線電路（電源車～緊急用電源切替箱接続装置電路【可搬】）（緊急用電源切替箱接続装置～直流母線電路【常設】）電源車～AM 用動力変圧器～AM 用直流 125V 蓄電池及び充電器～直流母線電路（電源車～AM 用動力変圧器電路【可搬】）（AM 用動力変圧器～直流母線電路【常設】）※1
計装設備（補助）直流 125V 主母線盤 A 電圧【常設】直流 125V 充電器盤 A-2 蓄電池電圧【常設】AM 用直流 125V 充電器盤蓄電池電圧【常設】※1：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いる補助パ
ラメータ

添 3.14-128

3.14.2.4.2 主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
(1)電源車（6 号及び 7 号炉共用）
エンジン
台数：8（予備 1）
使用燃料 ：軽油発電機
台数：8（予備 1）
種類
：同期発電機容量：約 500kVA/台
力率
：0.8
電圧
：6.9kV
周波数：50Hz
設置場所 ：原子炉建屋電源車第一設置場所及び第二設置場所
保管場所 ：荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所(2)AM 用直流 125V 充電器
個数
：1
電圧
：125V
容量
：約 300A
取付箇所 ：原子炉建屋内の原子炉区域外地上 4 階(3)軽油タンク(6 号及び 7 号炉共用)
種類：たて置円筒形
容量：約 550kL/基
最高使用圧力 ：静水頭
最高使用温度 ：66℃
個数
：1（予備 3）
取付箇所
：屋外（6 号及び 7 号炉原子炉建屋東側）(4)タンクローリ（4kL）(6 号及び 7 号炉共用)
容量：約 4.0kL/台
最高使用圧力 ：24kPa[gage]
最高使用温度 ：40℃
個数
：3（予備 1）
設置場所
：屋外
保管場所
：荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所並びに 5 号
炉東側第二保管場所

添 3.14-129

3.14.2.4.3 独立性及び位置的分散の確保
可搬型直流電源設備は，表 3.14-79 に示すように，共通要因によって，設計基準事故対処設備の安全機能と同時に機能が損なわれるおそれがないよう，設計基準事故対処設備である非常用直流電源設備 A 系，B 系，C 系及び D 系の各機器と表 3.14-80 のとおり独立性及び位置的分散を図る設計とする。
（57-2, 57-3, 57-9, 57-10）

添 3.14-130

項目
共通 地
要因 震
故障
津
波
火
災

溢
水

表 3.14-79 設計基準事故対処設備との独立性
設計基準事故対処設備
重大事故防止設備
非常用直流電源設備
可搬型直流電源設備
設計基準事故対処設備の非常用直流電源設備 A 系，B 系，C 系及び D 系
は耐震 S クラス設計とし，重大事故防止設備である可搬型直流電源設
備は基準地震動 Ss で機能維持できる設計とすることで，基準地震動 Ss
が共通要因となり故障することのない設計とする。
非常用直流電源設備を設置するコントロール建屋と，重大事故防止設備の保管又は設置する屋外，原子炉建屋は，共に津波が到達しない位置とすることで，津波が共通要因となり故障することのない設計とする。
設計基準事故対処設備の非常用直流電源設備 A 系，B 系，C 系及び D 系と，重大事故防止設備である可搬型直流電源設備は，火災が共通要因となり故障することのない設計とする（「共-7 重大事故等対処設備の内部火災に対する防護方針について」に示す）。
設計基準事故対処設備の非常用直流電源設備 A 系，B 系，C 系及び D 系と，重大事故防止設備である可搬型直流電源設備は，溢水が共通要因となり故障することのない設計とする（「共-8 重大事故等対処設備の内部溢水に対する防護方針について」に示す）。

添 3.14-131

直流設備

電源

電路

電源方式
電源の
冷却方式

表 3.14-80 位置的分散
設計基準事故対処設備
重大事故防止設備
非常用直流電源設備
可搬型直流電源設備
非常用直流 125V 充電器
AM 用直流 125V 充電器＜コントロール建屋＜原子炉建屋の二次格納施設外
地下 1 階＞
地上 4 階＞
非常用ディーゼル発電機
電源車＜原子炉建屋内の二次格納施設 ＜荒浜側高台保管場所及び大湊
外地上 1 階＞
側高台保管場所＞
非常用ディーゼル発電機 A 系
電源車～直流 125V 充電器 A 電路
～緊急用電源切替箱断路器
非常用ディーゼル発電機 A 系～AM 用直流 125V 充電器電路～直流 125V 充電器 A-2 電路
電源車
非常用ディーゼル発電機 B 系～AM 用動力変圧器～直流 125V 充電器 B 電路
～AM 用直流 125V 充電器電路
非常用ディーゼル発電機 C 系
AM 用直流 125V 蓄電池及び充電器～直流 125V 充電器 C 電路
～直流母線電路
非常用ディーゼル発電機 A 系～直流 125V 充電器 D 電路
直流 125V 蓄電池及び充電器 A～直流母線電路
直流 125V 蓄電池及び充電器 A-2～直流母線電路
直流 125V 蓄電池及び充電器 B～直流母線電路
直流 125V 蓄電池及び充電器 C～直流母線電路
直流 125V 蓄電池及び充電器 D～直流母線電路
蓄電池による給電
交流電力を直流電力に変換
水冷式

空冷式

添 3.14-132

燃料源

燃料流路

設計基準事故対処設備
非常用直流電源設備
軽油タンク＜原子炉建屋東側軽油タンク
設置場所＞
燃料ディタンク＜原子炉建屋内の原子炉区域外地上 3 階＞
燃料移送ポンプ＜原子炉建屋東側軽油タンク
設置場所＞

重大事故防止設備
可搬型直流電源設備
軽油タンク＜原子炉建屋東側軽油タンク設置
場所＞

タンクローリ（4kL）＜荒浜側高台保管場所及び大湊側
高台保管場所並びに 5 号炉東側第二保管場所＞

添 3.14-133

3.14.2.4.4 設置許可基準規則第 43 条への適合方針
3.14.2.4.4.1 設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
ａ）電源車（6 号及び 7 号炉共用）
可搬型直流電源設備の電源車は，可搬型で屋外に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，屋外の環境条
件を考慮し，以下の表 3.14-81 に示す設計とする。
（57-2）
表 3.14-81

想定する環境条件及び荷重条件（電源車）
対応
屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対策及び凍結対策を行える設計とする。
海水を通水することはない。

環境条件等
温度・圧力・
湿度・放射線
屋外の天候による影響
海水を通水する系統への影響地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認し，治具や輪留め等により転倒防止対策を行う。
風（台風）・積 屋外で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないことを応力
雪評価により確認する。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

添 3.14-134ｂ）AM 用直流 125V 充電器
可搬型直流電源設備の AM 用直流 125V 充電器は，原子炉建屋の二次格納施設
外の建屋内に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，原子炉建屋の二次格納施設外の建屋内の環境条件を考慮し，以下の表 3.14-82 に示す設計とする。
（57-2）
表 3.14-82 想定する環境条件及び荷重条件（AM 用直流 125V 充電器）
環境条件等
対応
温度・圧力・湿 原子炉建屋の二次格納施設外の建屋内で想定される温度，圧力，
度・放射線
湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候によ 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
る影響
海水を通水する 海水を通水することはない。
系統への影響地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する。（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）
風（台風）・積雪 原子炉建屋の二次格納施設外の建屋内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

添 3.14-135ｃ）軽油タンク(6 号及び 7 号炉共用)
可搬型直流電源設備の軽油タンクは，常設で屋外に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，屋外の環境条件を考慮し，以下の表 3.14-83 に示す設計とする。
（57-2, 57-3）
表 3.14-83

想定する環境条件及び荷重条件（軽油タンク）
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・ 屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えら放射線れる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による 降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対策及影響
び凍結対策を行える設計とする。
海水を通水する系 海水を通水することはない。
統への影響
地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する。
（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）
風（台風）・積雪
屋外で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないこと
を応力評価により確認する。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

添 3.14-136ｄ）タンクローリ（4kL）(6 号及び 7 号炉共用)
可搬型直流電源設備のタンクローリ（4kL）は，可搬型で屋外に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，
屋外の環境条件を考慮し，以下の表 3.14-84 に示す設計とする。
（57-2, 57-3）
表 3.14-84 想定する環境条件及び荷重条件（タンクローリ（4kL））
環境条件等
対応
温度・圧力・ 屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる
湿度・放射線 性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候に 降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対策及び凍よる影響
結対策を行える設計とする。
海水を通水す 海水を通水することはない。
る系統への影響地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認し，治具や輪留め等により転倒防止対策を行う。
風（台風）・積 屋外で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないことを応力
雪評価により確認する。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

添 3.14-137

(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
可搬型直流電源設備で，操作が必要な軽油タンク出口弁，タンクローリ（4kL）付ポンプ，電源車，代替所内電気設備及び非常用所内電気設備の各遮断器，断路器については，現場で容易に操作可能な設計とする。表 3.14-85～87 に操作対象機器の操作場所を示す。
（57-2, 57-3）
表 3.14-85 操作対象機器（軽油タンク～電源車流路）
機器名称
状態の変化 操作場所
操作方法
軽油タンク出口弁
弁閉→弁開 原子炉建屋東側の屋外
手動操作
タンクローリ（4kL） 停止→運転 原子炉建屋東側の屋外
スイッチ操作付ポンプ
タンクローリ（4kL） 停止→運転 原子炉建屋電源車第一設置場所
スイッチ操作付ポンプ
タンクローリ（4kL） 停止→運転 原子炉建屋電源車第二設置場所
スイッチ操作付ポンプ

添 3.14-138

表 3.14-86
機器名称
電源車

操作対象機器（電源車～AM 用直流 125V 充電器第一電路）
状態の変化 操作場所
操作方法
停止→運転 原子炉建屋電源車第 ボタン操作
一設置場所
緊急用電源切替箱接続装置
入→切
原子炉建屋 の二次格 ボルト操作（非常用高圧母線 C 系側）
納施設外地下 1 階（6号炉）
原子炉建屋の二次格
納施設外地上 2 階（7号炉）
緊急用電源切替箱接続装置
入→切
原子炉建屋の二次格 ボルト操作（非常用高圧母線 D 系側）
納施設外地下 1 階（6号炉）
原子炉建屋の二次格
納施設外地上 2 階（7号炉）
緊急用電源切替箱断路器
入→切コントロール建屋
断路器操作（緊急用断路器側）
地上 2 階緊急用電源切替箱断路器
切→入コントロール建屋
断路器操作（AM 用動力変圧器側）
地上 2 階AM 用 MCC 遮断器
入→切原子炉建屋の二次格 スイッチ操作（非常用 P/C D 側）
納施設外地上 4 階
AM 用 MCC 遮断器
切→入原子炉建屋の二次格 スイッチ操作（AM 用動力変圧器側）
納施設外地上 4 階
AM 用直流 125V 充電器遮断器 入→切原子炉建屋の二次格 スイッチ操作（非常用 MCC C 側）
納施設外地上 4 階
AM 用直流 125V 充電器遮断器 切→入原子炉建屋の二次格 スイッチ操作（AM 用 MCC 側）
納施設外地上 4 階
表 3.14-87
機器名称
電源車

操作対象機器（電源車～AM 用直流 125V 充電器第二電路）
状態の変化 操作場所
操作方法
停止→運転 原子炉建屋 電源車第 ボタン操作
二設置場所
AM 用 MCC 遮断器
入→切原子炉建屋の二次格 スイッチ操作（非常用 P/C D 側）
納施設外地上 4 階
AM 用 MCC 遮断器
切→入原子炉建屋の二次格 スイッチ操作（AM 用動力変圧器側）
納施設外地上 4 階
AM 用直流 125V 充電器遮断器 入→切原子炉建屋の二次格 スイッチ操作（非常用 MCC C 側）
納施設外地上 4 階
AM 用直流 125V 充電器遮断器 切→入原子炉建屋 の二次格 スイッチ操作（AM 用 MCC 側）
納施設外地上 4 階

添 3.14-139以下に，可搬型直流電源設備を構成する主要設備の操作性を示す。
ａ）電源車（6 号及び 7 号炉共用）
可搬型直流電源設備の電源車は，原子炉建屋に設置している接続口まで移動可能な車両設計とするとともに，設置場所にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。また，電源車は，付属の操作スイッチ等により，設置場所での操作が可能な設計とする。電源車の現場操作パネルは，誤操作防止のために名称を明記することで操作者の操作，監視性を考慮しており，かつ，十分な操作空間を確保し，容易に操作可能とする。電源車のケーブル敷設は高所にある建屋貫通部にて行う必要があるが，あらかじめはしごを設けることで容易に昇降可能とする。また，電源車は 2 台同期運転が可能な設計とする。
（57-2, 57-3）ｂ）AM 用直流 125V 充電器
可搬型直流電源設備の AM 用直流 125V 充電器は，系統の運転状態を表示及び計器で確認できることから，確実な操作が可能な設計とする。
（57-2, 57-3）ｃ）軽油タンク(6 号及び 7 号炉共用)
軽油タンクの軽油タンク出口弁については，屋外の場所から手動操作で弁を開閉することが可能な設計とする。
（57-2, 57-3）ｄ）タンクローリ（4kL）(6 号及び 7 号炉共用)
タンクローリ（4kL）については，付属の操作ハンドルからのハンドル操作で起動する設計とする。タンクローリ（4kL）は付属の操作ハンドルを操作するにあたり，運転員のアクセス性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，それぞれの操作対象については銘板をつけることで識別可能とし，運転員の操
作・監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。
タンクローリ（4kL）は，接続口まで屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。
ホースの接続に当たっては，特殊な工具，及び技量は必要とせず，専用の接続方式である専用金具にすることにより，確実に接続可能な設計とする。
（57-2, 57-3）

添 3.14-140

(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
ａ）電源車（6 号及び 7 号炉共用）
可搬型直流電源設備の電源車は，表 3.14-88 に示すように運転中又は停止中に機能・性能試験，分解検査又は取替えが可能な設計とする。また，電源車は，車両として運転状態の確認及び外観検査が可能な設計とする。
可搬型直流電源設備の電源車は，運転性能の確認として，電源車の運転状態として発電機電圧，電流，周波数を確認可能な設計とし，模擬負荷を接続する
ことにより出力性能の確認を行う。また，電源車の部品状態の確認として，非破壊検査や目視により性能に影響を及ぼすおそれのある傷，割れ等がないことの確認を行う。また，電源車ケーブルの絶縁抵抗測定が可能な設計とする。
（57-4）

プラント状態
運転中

停止中

表 3.14-88
項目

電源車の試験及び検査
内容
模擬負荷による電源車の出力性能（発電機電圧，電流，周波数）の確認
機能・性能試験
電源車の運転状態の確認
電源車の絶縁抵抗の確認
電源車の部品の状態を，試験及び目視
分解検査
により確認
外観検査
電源車の目視点検模擬負荷による電源車の出力性能（発電機電圧，電流，周波数）の確認
機能・性能試験
電源車の運転状態の確認
電源車の絶縁抵抗の確認
ケーブルの絶縁抵抗の確認
電源車の部品の状態を，試験及び目視
分解検査
により確認
外観検査
電源車の目視点検

添 3.14-141ｂ）AM 用直流 125V 充電器
可搬型直流電源設備の AM 用直流 125V 充電器は，表 3.14-89 に示すように運転中に機能・性能試験，停止中に機能・性能試験及び外観検査が可能な設計とする。
性能の確認として，AM 用直流 125V 充電器の盤内外部の目視により性能に影響を及ぼすおそれのある異常がないこと，電気回路の絶縁抵抗に異常がないこと，運転状態により半導体素子の動作に異常がないことを確認する。
AM 用直流 125V 充電器の出力電圧の確認を可能とする計器を設けた設計とする。
（57-4）
表 3.14-89 AM 用直流 125V 充電器の試験及び検査
プラント状態項目内容
運転中
機能・性能試験
充電器の出力電圧の確認
充電器の出力電圧，絶縁抵抗の確機能・性能試験
認
停止中
外観検査
充電器の外観の確認
ｃ）軽油タンク(6 号及び 7 号炉共用)
可搬型直流電源設備の軽油タンクは，表 3.14-90 に示すように発電用原子炉の運転中及び停止中に外観検査が可能な設計とする。軽油タンク内面の確認として，目視により性能に影響を及ぼすおそれのある傷，割れ等がないことが確
認可能な設計とする。具体的にはタンク上部のマンホールが開放可能であり，内面の点検が可能な設計とする。軽油タンクの漏えい検査が実施可能な設計とする。具体的には漏えい検査が可能な隔離弁を設ける設計とする。軽油タンクの定例試験として油面レベルの確認が可能な計器を設ける設計とする。
（57-4）

プラント状態
運転中
停止中

表 3.14-90 軽油タンクの試験及び検査
項目
内容
外観検査
軽油タンクの油面レベルの確認
外観検査
軽油タンクの外観
軽油タンク内面の状態を試験及び目視により確認
漏えいの有無の確認

添 3.14-142

ｄ）タンクローリ（4kL）(6 号及び 7 号炉共用)
可搬型直流電源設備のタンクローリ（4kL）は，表 3.14-91 に示すように発電用原子炉の運転中又は停止中に外観検査及び機能・性能の確認が可能な設計とする。タンクローリ（4kL）は油量，漏えいの確認が可能なように油面計又は検尺口を設け，かつ，内部の確認が可能なようにマンホールを設ける設計とする。さらに，タンクローリ（4kL）は車両として運転状態の確認及び外観の確認が可能な設計とする。タンクローリ（4kL）付ポンプは，通常系統にて機能・性能確認ができる設計とし，分解が可能な設計とする。
ホースの外観検査として，機能・性能に影響を及ぼすおそれのある亀裂，
腐食等がないことの確認を行うことが可能な設計とする。
（57-4）
表 3.14-91 タンクローリ（4kL）の試験及び検査
プラント状態項目内容
運転中
タンク，ホース外観の確認及びタンク又は
外観検査
内面の状態を目視により確認
停止中
漏えいの有無の確認
機能・性能試験
タンクの漏えい確認
車両検査
タンクローリ（4kL）の車両としての運
転状態の確認添 3.14-143

(4) 切替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
可搬型直流電源設備は，可搬型代替交流電源設備と代替所内電気設備と常設
代替直流電源設備を組み合わせた系統であるため，本来の用途以外の用途には使用しない。なお，代替所内電気設備は遮断器・断路器を設けることにより想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から速やかな切り替えが可能な設計とする。また，必要な燃料系統の操作は，軽油タンク出口弁を設ける
ことにより想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から速やかな切替えが可能な設計とする。切替え操作の対象機器は(2)操作性の表 3.14-85～
87 と同様である。
（57-3）
これにより図 3.14-28～30 で示すタイムチャートのとおり速やかに切替えが可能である。
経過時間（時）
1

手順の項目

3

2

4

電源車（緊急用電源切替箱接続装置に接続）によるAM用MCC受電

要員（数）

6

5

6時間50分 ※ 3

備考

8

7

4時間30分 ※ 3AM用直流125V充電器盤受電

通信連絡設備準備，電源接続前準備

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

2AM用MCC受電

移動，電路構成
受電確認

可搬型直流電源設備による給電

現場運転員Ｃ，Ｄ

2

移動，仮設ケーブ ル接続前準備
換気設備運転及びAM用直流125V充電器盤受電（電源車(緊急用電源切替箱
接続装置に接続）によるAM用直流125V充電器盤
受電の場合)※１ 大湊側高台保管場
所の電源車を 使用する 場
合，30分と想定する 。

電源車移動※１
ケーブ ル敷設ケーブ ル接続※２ AM用MCCからAM用
直流125V蓄電池室換気設
備への給電に必要な要員については，緊急時対策
要員４名と想定する 。

電源車起動，給電緊急時対策要員

6※2

移動，仮設ケーブ ル準備
仮設ケーブ ル敷設
仮設ケーブ ル接続

※3 大湊側高台保管場所の電源車を使用する場合は，電源車による給電開始まで約4時間15分，AM用MCC受電完了まで約4時間20分，AM用直流125V充電器盤受電完了まで約6時間40分で可能である。

図 3.14-28

可搬型直流電源設備による電源供給のタイムチャート
経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

90

100

要員（数）

タンクローリ配置

仮設フランジ取付け
緊急時対策要員120

備考

105分 ※1

移動 ※2

軽油タンクから
タンクローリ（4kL）への補給

110

以降，タンクローリから各機器等への 給油を実 施し，タン クロ ーリの軽 油残量 に応じて繰り 返 す。

2

補給準備
補給

※2 大湊側高台保管
場所のタンクローリ（4kL）を使用する場
合は移動時間を20分，5号炉東側第二保管場所のタンクローリ（4kL）を使用する場
合は移動時間を10分と想定する。

※1 大湊側高台保管場所のタンクローリ（4kL）を使用する場合は，95分以内で可能である。
5号炉東側第二保管場所のタンクローリ（4kL）を使用する場合は，85分以内で可能である。

図 3.14-29

軽油タンクからタンクローリ（4kL）への燃料補給のタイムチャート

添 3.14-144経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

70

80

90

備考

移動は，6号炉軽油タ
ンクから給油対象設
備までを想定する。
左記タイムチャートは標準的な場合の時間を示す。

給油準備・給油
緊急時対策要員

60

以降，各機器等への給油を繰り返し，タンクロ ーリ の軽油 残量 に応じ て軽油タン クか らタン クロ ーリ（4kL）への補給を繰り 返 す。
15分 ※

要員（数）
移動

タンクローリ（4kL）から各機器等への給油

50

2

片付け

※ 移動時間及び給油時間は，対象設備の配置場所及び燃料タンク容量により時間は前後する。
電源車（代替熱交換器車使用時は2台使用）へ給油する場合は，移動時間を2分，給油時間を5分，トータル約17分で可能である。
可搬型代替注水ポンプ（A-1級）へ給油する場合は，移動時間を2分，給油時間を1分，トータル約12分で可能である。
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）へ給油する場合は，移動時間を1分，給油時間を1分，トータル約11分で可能である。
5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備へ給油する場合は，移動時間を1分，給油時間を10分，トータル約20分で可能である。
モニタリング・ポスト用発電機へ給油する場合は，移動時間を6分，給油時間を2分，トータル約17分で可能である。
ディーゼル駆動消火ポンプへ給油する場合は，移動時間を3分，給油時間を2分，トータル約19分で可能である。
大容量送水車へ給油する場合は，移動時間を2分，給油時間を7分，トータル約19分で可能である。
仮設発電機（純水補給水系による復水貯蔵槽への補給で使用）へ給油する場合は，移動時間を3分，給油時間を4分，トータル約16分で可能である。
仮設発電機（原子炉隔離時冷却系現場起動時の排水処理で使用）へ給油する場合は，移動時間を1分，給油時間を2分，トータル約12分で可能である。

図 3.14-30

タンクローリ（4kL）から各機器等への燃料補給のタイムチャート＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての 1.14 で示すタイムチャート

添 3.14-145

(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
可搬型直流電源設備は，表 3.14-92 に示すように，設計基準事故対処設備である非常用直流電源設備と切り離された状態とし，通常時は電源となる電源車を代替所内電気設備と切り離し，及びタンクローリ（4kL）を軽油タンクと切り離して保管することで隔離する系統構成としており，重大事故等時に通常時と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する，及び遮断器等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，非常用直流電源設備，代替所
内電気設備及び非常用交流電源設備に対して悪影響を及ぼさない設計とする。
また，可搬型直流電源設備の AM 用直流 125V 充電器の受電元は，設計基準事
故対処設備である MCC C と重大事故等対処設備である AM 用 MCC から，切替装置により同時に配線用遮断器を投入できない設計とし，他の設備に影響を与えない設計とする。
電源車及びタンクローリ（4kL）は治具や輪留めによる固定等をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
（57-3, 57-7）

取合系統
非常用直流電源設備
代替所内電気設
備
代替所内電気設
備
非常用交流電源設備

表 3.14-92 他系統との隔離
系統隔離
駆動方式
AM 用直流 125V 充電器遮断器
手動(直流母線側充電器出力)
緊急用電源切替箱接続装置
手動（電源車の接続口）
AM 用動力変圧器
手動（電源車の接続口）
軽油タンク
手動（タンクローリ（4kL）の接続口）

添 3.14-146

動作
切
通常時切
り離し
通常時切
り離し
通常時切
り離し

(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設
置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
可搬型直流電源設備のうち，電源車から AM 用 MCC 経由で AM 用直流 125V 充
電器へ電源供給する系統，及び軽油タンクから電源車まで燃料移送する系統は，系統構成に操作が必要な機器の設置場所，操作場所を表 3.14-93 に示す。これ
らの操作場所は，想定される事故時における放射線量が高くなるおそれが少な
いため，設置場所で操作可能な設計とする。
（57-2）

機器名称
電源車

軽油タンク
タンクローリ（4kL）

緊急用電源切替箱断路器
AM 用 MCC

表 3.14-93 操作対象機器設置場所
設置場所
操作場所
原子炉建屋電源車
原子炉建屋電源車第一設置場所，
第一設置場所
原子炉建屋の二次格納施設外
地下 1 階（6 号炉），
原子炉建屋の二次格納施設外
地上 2 階（7 号炉）
原子炉建屋電源車
原子炉建屋電源車第二設置場所，
第二設置場所
原子炉建屋の二次格納施設外
地下 1 階及び地上 4 階（6 号炉），
原子炉建屋の二次格納施設外
地下 1 階及び地上 3 階（7 号炉）
原子炉建屋東側の屋外
原子炉建屋東側の屋外
原子炉建屋電源車
原子炉建屋電源車第一設置場所
第一設置場所
原子炉建屋電源車
原子炉建屋電源車第二設置場所
第二設置場所
原子炉建屋東側の屋外
原子炉建屋東側の屋外
コントロール建屋地上 2 階 コントロール建屋地上 2 階

原子炉建屋の二次格納施設外地上 4 階
AM 用直流 125V 原子炉建屋の二次格納充電器
施設外地上 4 階

原子炉建屋の二次格納施設外地上 4 階
原子炉建屋の二次格納施設外地上 4 階

添 3.14-147

3.14.2.4.4.2

設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 2 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
ｂ）AM 用直流 125V 充電器
可搬型直流電源設備の AM 用直流 125V 充電器は，設計基準事故対処設備の電源が喪失（全交流動力電源喪失及び蓄電池が枯渇）した場合，電源車を代替所
内電気設備へ接続することにより，24 時間にわたり必要な設備へ直流電源を供給するために必要な容量として約 300A を有する設計とする。
（57-5）
ｃ）軽油タンク(6 号及び 7 号炉共用)
可搬型直流電源設備の軽油タンクは，重大事故等時において，同時にその機能を発揮することを要求される重大事故等対処設備が，7 日間連続運転する場合に必要となる燃料量約 480kL を上回る，容量約 550kL を有する設計とする。
（57-5）(2) 共用の禁止（設置許可基準規則第 43 条第 2 項二）(ⅰ) 要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
ｂ）AM 用直流 125V 充電器
可搬型直流電源設備の AM 用直流 125V 充電器は，二以上の発電用原子炉施設
において共用しない設計とする。

添 3.14-148ｃ）軽油タンク(6 号及び 7 号炉共用)
可搬型直流電源設備の軽油タンクは，第一ガスタービン発電機，電源車，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級），可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），大容量送水車（熱交換器ユニット用），大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），大容量送水車（海水取水用），モニタリング・ポスト用発電機及び 5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所用可搬型電源設備の燃料を貯蔵しており，共用により他号炉のタンクに貯蔵している燃料も使用可能となり，安全性の向上が図られることから，
6 号及び 7 号炉で共用する設計とする。軽油タンクは，共用により悪影響を及
ぼさないよう，6 号及び 7 号炉で必要な重大事故等対処設備の燃料を確保するとともに，号炉の区分けなくタンクローリ（4kL）を用いて燃料を利用できる設計とする。
なお，軽油タンクは，重大事故等時に重大事故等対処設備へ燃料補給を実施する場合のみ 6 号及び 7 号炉共用とする。

(3) 設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 2 項三）(ⅰ) 要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
可搬型直流電源設備のうち，電源車接続先から AM 用直流 125V 充電器までの常設の電路は代替所内電気設備を経由する。
代替所内電気設備は，共通要因によって，設計基準事故対処設備の安全機能と同時に機能が損なわれるおそれがないよう，設計基準事故対処設備である非常用所内電気設備の各機器と表 3.14-94 のとおり多様性，位置的分散を図る設計とする。
電路については，代替所内電気設備を非常用所内電気設備に対して，独立した電路で系統構成することにより，共通要因によって同時に機能を損なわれな
いよう独立した設計とする。
（57-2, 57-3, 57-9, 57-10）

添 3.14-149

表 3.14-94 多重性又は多様性，位置的分散（57-9 参照）
設計基準事故対処設備
重大事故防止設備
非常用所内電気設備
代替所内電気設備
電源
非常用高圧母線
緊急用断路器
非常用動力変圧器＜7 号炉タービン建屋南側の屋外＞
非常用低圧母線
緊急用電源切替箱断路器
非常用 MCC＜コントロール建屋地上 2 階＞
＜いずれも原子炉建屋の二次 緊急用電源切替箱接続装置
格納施設外地下 1 階＞
＜原子炉建屋の二次格納施設外地下 1 階（6 号炉）＞＜原子炉建屋の二次格納施設外地下 1 階
及び地上 2 階（7 号炉）＞
AM 用動力変圧器＜原子炉建屋の二次格納施設外地上 4 階（6 号炉）＞＜原子炉建屋の二次格納施設外地上 3 階（7 号炉）＞AM 用 MCC＜原子炉建屋の二次格納施設外地上 4 階＞
電路
非常用ディーゼル発電機
電源車～非常用高圧母線電路～非常用高圧母線 C 系及び D 系電路
電源車～AM 用 MCC 電路
第一ガスタービン発電機～非常用高圧母線 C 系及び D 系電路
第一ガスタービン発電機～AM 用 MCC 電路
電 源 供 非常用高圧母線 C 系
非常用高圧母線 C 系
給先
非常用高圧母線 D 系
非常用高圧母線 D 系
非常用高圧母線 E 系＜いずれも原子炉建屋の二次格納施設＜いずれも原子炉建屋の二次 外地下 1 階＞
格納施設外地下 1 階＞
AM 用 MCC＜原子炉建屋の二次格納施設外地上 4 階＞

添 3.14-150

3.14.2.4.4.3

設置許可基準規則第 43 条第 3 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 3 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量に加え，十分に余裕のある容量を有するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
ａ）電源車（6 号及び 7 号炉共用）
可搬型直流電源設備の電源車は，想定される重大事故等時において，最低限必要な交流設備に電力を供給できる容量を有するものを 1 セット 2 台使用する。保有数は，6 号及び 7 号炉共用で 4 セット 8 台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 台（6 号及び 7 号炉共用）の合計 9 台を保管する。
具体的には，電源車は，常設代替交流電源設備が使用できる場合，残留熱除去系の除熱のため代替原子炉補機冷却系に電源供給する。電源車から代替原子炉補機冷却系を受電する場合は，電源車から負荷に直接接続する設備であることから，必要台数 1 セットに加えて予備を配備する。代替原子炉補機冷却系 1基に対し，必要となる負荷は，最大負荷約 441kW(その 1)，約 710kW(その 2)及び連続最大負荷約 221kW(その 1)，約 201kW(その 2)のため，力率を考慮して，500kVA/台の電源車が 2 台必要となる。なお，燃料補給時には電源車を交互に停止して燃料補給を行うことで停電を伴う必要が無く，電源供給を継続することが可能な設計とする。
電源車は，常設代替交流電源設備が使用できない場合，低圧代替注水系に関連する設備に電源供給する。電源車から非常用所内電気設備又は代替所内電気設備を受電する場合は，原子炉建屋外から電力を供給する可搬型代替交流電源設備に該当するため，必要設備を 2 セットに加えて予備を配備する。必要となる負荷は，最大負荷約 734kW(6 号炉)，約 754kW(7 号炉)及び連続最大負荷約699kW(6 号炉)，約 728kW(7 号炉)である。6 号及び 7 号炉の各号炉とも 500kVA/
台の電源車を 2 台必要である。なお，燃料補給時には連続運転の必要がない負荷を一時的に切り離し，電源車を交互に停止して燃料補給を行うことで停電を伴う必要が無く，電源供給を継続することが可能な設計とする。
電源車を代替原子炉補機冷却系に接続する場合と，電源車を非常用所内電気
設備又は代替所内電気設備に接続する場合は，同時に使用することがないため，「共-4 可搬型重大事故等対処設備の必要数，予備数及び保有数について」に基づき，電源車は，重大事故等対処時に必要な台数 8 台，及び容量約 500kVA/
台を有する設計とする。加えて予備 1 台を有する設計とする。
(57-5)

添 3.14-151

ｄ）タンクローリ（4kL）(6 号及び 7 号炉共用)
可搬型直流電源設備のタンクローリ（4kL）は，想定される重大事故等時において，その機能を発揮することが必要な重大事故等対処設備に，燃料を補給できる容量を有する設計とする。
容量としては重大事故等時において，同時にその機能を発揮することを要求される電源車，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級），可搬型代替注水ポンプ（A-2級），モニタリング・ポスト用発電機，大容量送水車（熱交換器ユニット用），
大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），大容量送水車（海水取水用），5 号炉
原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備の連続運転が可能な燃料を，それぞれ電源車，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級），可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），
モニタリング・ポスト用発電機，大容量送水車（熱交換器ユニット用），大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），大容量送水車（海水取水用），5 号炉原子炉
建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備に供給できる容量を有するものを 1 セ
ット 3 台使用する。保有数は 6 号及び 7 号炉共用で 1 セット 3 台と，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 台（共用）の合計 4 台を分散して保管する。
（57-5, 57-11）(2) 確実な接続（設置許可基準規則第 43 条第 3 項二）(ⅰ) 要求事項
常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。）と接続するものにあっては，当該常設設備と容易かつ確実に接続することができ，かつ，二以上の系統又は発電用原子炉施設が相互に使用することができるよう，接続部の規格の統一その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
可搬型直流電源設備のうち，AM 用 MCC を電源供給する系統及び軽油タンク
から電源車まで燃料移送する系統は，接続が必要なタンクローリ（4kL）ホース，電源車ケーブルについては，現場で容易に接続可能な設計とする。表 3.1495～97 に対象機器の接続場所を示す。
表 3.14-95
接続元機器名称

接続対象機器設置場所（軽油タンク～電源車流路）
接続先機器 接続場所
接続方法
名称
タンクローリ（4kL） 軽油タンク 原子炉建屋東側の屋外
フランジ接続
タンクローリ（4kL） 電源車

原子炉建屋電源車第 一 ノズル接続
設置場所及び第二設 置
場所

添 3.14-152

表 3.14-96 接続対象機器設置場所（電源車～AM 用 MCC 第一電路）
接続元機器名称 接続先機器名称
接続場所
接続方法
電源車
緊 急 用 電 源 切 替 原子炉建屋の二次格 納 ボルト・ネジ接
箱接続装置
施設外地下 1 階（6 号炉） 続
原子炉建屋の二次格 納施設外地上 2 階（7 号炉）
原子炉建屋の二次格納 スリップオン
施設外地上 1 階
接続
表 3.14-97 接続対象機器設置場所（電源車～AM 用 MCC 第二電路）
接続元機器名称 接続先機器名称
接続場所
接続方法
電源車
AM 用動力変圧器 原子炉建屋の二次格 納 ボルト・ネジ接施設外地上 4 階（6 号炉） 続
原子炉建屋の二次格 納施設外地上 3 階（7 号炉）
原子炉建屋の二次格 納 ス リ ッ プ オ ン
施設外地上 1 階
接続
以下に，可搬型直流電源設備を構成する可搬型主要設備の確実な接続先を示す。
ａ）電源車（6 号及び 7 号炉共用）
可搬型直流電源設備の電源車は，建屋貫通の接続口にてケーブルを通線した
後スリップオン接続又はボルト・ネジ接続すること，一般的な工具を用いてケーブルを確実に接続できる設計とすること，確実な接続ができるよう足場を設ける設計とすること，及び接続状態を目視で確認できることから，確実な接続が可能な設計とする。6 号及び 7 号炉において相互に使用することができるよう 6 号及び 7 号炉同一形状のスリップオン又は端子により接続を行う設計とする。電源車ケーブルは充電部が露出する場合に養生することにより 3 相間の絶縁を確保する設計とする。
（57-2, 57-8）
なお，可搬型直流電源設備の電源車の接続方法として，荒浜側常設代替交流
電源設備設置場所にある緊急用高圧母線にボルト・ネジ接続し，緊急用高圧母線から各号炉の緊急用電源切替箱断路器を経由して非常用高圧母線 C 系及び D
系，又は AM 用 MCC を受電することが可能な設計とする。本接続方法は事業者の自主的な取り組みで運用するものである。
ｄ）タンクローリ（4kL）(6 号及び 7 号炉共用)
可搬型直流電源設備のタンクローリ（4kL）は 6 号及び 7 号炉が相互に使用することができるよう，軽油タンクから来るホースと接続口について，ホースと接続口を専用の接続方式である専用金具にすることに加え，接続口の口径を統一し，確実に接続ができる設計とする。
（57-2）
添 3.14-153

(3) 複数の接続口（設置許可基準規則第 43 条第 3 項三）(ⅰ) 要求事項
常設設備と接続するものにあっては，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外か
ら水又は電力を供給するものに限る。）の接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設けるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
ａ）電源車（6 号及び 7 号炉共用）
可搬型直流電源設備の電源車は，AM 用 MCC に電源供給する場合において，原子炉建屋の異なる面に位置的分散を図った二箇所の接続口を設置していることから，共通要因により接続不可とならない設計とする。
（57-2）ｄ）タンクローリ（4kL）(6 号及び 7 号炉共用)
可搬型直流電源設備のタンクローリ（4kL）を接続する軽油タンクは 6 号及び 7 号炉で計 4 基あり，6 号炉の軽油タンクと 7 号炉の軽油タンクは 100m 以
上離隔を確保しているため，各々の接続箇所が共通要因により接続不可とならない設計とする。

添 3.14-154

(4) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項四）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において可搬型重大事故等対処設備を設置場所に据え付け，及び常設設備と接続することができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
可搬型直流電源設備の系統構成に操作が必要な可搬型設備の接続場所は，(2)確実な接続の表 3.14-94～96 と同様である。これらの操作場所は，想定される事故時における放射線量が高くなるおそれが少ないため，設置場所で操作可能な設計とする。
（57-2）(5) 保管場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項五）(ⅰ) 要求事項
地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロ
リズムによる影響，設計基準事故対処設備の配置その他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管すること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
可搬型直流電源設備の可搬型設備である電源車及びタンクローリ（4kL）は，
地震，津波その他自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズ
ムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮し，非常用交流電源設備，常設代替交流電源設備（第一ガスタービ
ン発電機）と 100m 以上の離隔で位置的分散を図り，発電所敷地内の高台にある荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所並びに 5 号炉東側第二保管場
所の複数箇所に分散して配置する設計とする。
（57-2）

添 3.14-155

(6) アクセスルートの確保（設置許可基準規則第 43 条第 3 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，工場等内の道路及び通路が確保できるよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
可搬型直流電源設備は，想定される重大事故等が発生した場合においても，可搬型重大事故等対処設備の運搬，移動に支障をきたすことのないよう，迂回路も考慮して複数のアクセスルートを確保する設計とする。
（「可搬型重大事故等対処設備保管場所及びアクセスルート」参照）（57-6）

添 3.14-156

(7) 設計基準事故対処設備及び常設重大事故防止設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 3 項七）(ⅰ) 要求事項
重大事故防止設備のうち可搬型のものは，共通要因によって，設計基準事故
対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設
重大事故防止設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
可搬型直流電源設備は，共通要因によって，設計基準事故対処設備の安全機能と同時に機能が損なわれるおそれがないよう，設計基準事故対処設備である
非常用直流電源設備の各機器と表 3.14-98 のとおり多様性，位置的分散を図る設計とする。
（57-2, 57-3, 57-9, 57-10）

添 3.14-157

直流設備

電源

電路

表 3.14-98 多重性又は多様性，位置的分散
設計基準事故対処設備
重 大 事 故 防 止 設 重大事故防止設
備備
非常用直流電源設備
常 設 代 替 直 流 電 可搬型直流電源
源設備
設備
非常用直流 125V 充電器
AM 用直流 125V 充 AM 用直流 125V
＜コントロール建屋
電器
充電器
地下 1 階＞＜ 原 子 炉 建 屋 の ＜原子炉建屋の二 次 格 納 施 設 外 二次格納施設外
地上 4 階＞
地上 4 階＞
非常用ディーゼル発電機
AM 用直流 125V 蓄 電源車＜原子炉建屋の二次格納施設外 電池＜荒浜側高台保地上 1 階＞＜ 原 子 炉 建 屋 の 管場所及び大湊
二 次 格 納 施 設 外 側高台保管場所
地上 4 階＞＞
非常用ディーゼル発電機 A 系
AM 用直流 125V 蓄 電源車～直流 125V 充電器 A 電路
電池及び充電器～緊急用電源切
非常用ディーゼル発電機 A 系～直流母線電路
替箱断路器～直流 125V 充電器 A-2 電路～AM 用直流 125V
非常用ディーゼル発電機 B 系
充電器電路～直流 125V 充電器 B 電路
電源車
非常用ディーゼル発電機 C 系～AM 用動力変圧～直流 125V 充電器 C 電路器
非常用ディーゼル発電機 A 系～AM 用直流 125V
～直流 125V 充電器 D 電路
充電器電路
直流 125V 蓄電池及び充電器 A
AM 用直流 125V
～直流母線電路
蓄電池及び充電
直流 125V 蓄電池及び充電器 A-2器～直流母線電路～直流母線電路
直流 125V 蓄電池及び充電器 B～直流母線電路
直流 125V 蓄電池及び充電器 C～直流母線電路
直流 125V 蓄電池及び充電器 D～直流母線電路

添 3.14-158

設計基準事故対処設備
非常用直流電源設備
電源方式

蓄電池による給電

電源の
冷却方式
燃料源

水冷式

燃料流路

重大事故防止設
備
常設代替直流電
源設備
蓄電池による給
電
－

軽油タンク
－
＜原子炉建屋東側軽油タンク設
置場所＞
燃料ディタンク＜原子炉建屋内の原子炉区域外
地上 3 階＞
燃料移送ポンプ－＜原子炉建屋東側軽油タンク設
置場所＞

添 3.14-159

重大事故防止設
備
可搬型直流電源設備
交流電力を直流
電力に変換
空冷式
軽油タンク
＜原子炉建屋東側軽油タンク設
置場所＞

タンクローリ（4kL）＜荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所
並びに 5 号炉東側第二保管場所＞

3.14.2.4.5 その他設備
3.14.2.4.5.1 直流給電車
3.14.2.4.5.1.1 設備概要
直流給電車は，設計基準事故対処設備の電源喪失（全交流電源及び全直流電源），及び重大事故等対処設備の電源喪失（代替交流電源及び常設代替直流電源）により，重大事故に至るおそれがある事故が発生した場合において，炉心の著しい損傷を防止するために，原子炉隔離時冷却系，逃がし安全弁及び当該機器の計測制御設備に必要な電力を供給するために設置する。なお，本設備は事業者の自主的な取り組み
で設置するものである。

添 3.14-160

3.14.2.5 号炉間電力融通電気設備
3.14.2.5.1 設備概要
号炉間電力融通電気設備は，設計基準事故対処設備の交流電源が喪失（全交
流動力電源喪失）した場合，号炉間電力融通ケーブル（常設）又は号炉間電力融通ケーブル（可搬型）を用いて他号炉の緊急用電源切替箱断路器から自号炉の非常用高圧母線 C 系又は D 系までの電路を構築し，他号炉から電源を供給することにより，重大事故等が発生した場合において炉心の著しい損傷，原子炉
格納容器の破損，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷及び運転停止中
原子炉内燃料体の著しい損傷を防止することを目的として設置するものである。
号炉間電力融通電気設備は，号炉間電力融通ケーブル（常設）を 1 式，号炉間電力融通ケーブル（可搬型）を 1 式配備している。常設と可搬型のどちらか一方を特定せずに，使用できる号炉間融通ケーブルを示す場合には「号炉間電力融通ケーブル」と表記する。常設と可搬型を区別する必要がある場合は，それぞれ「号炉間電力融通ケーブル（常設）」，「号炉間電力融通ケーブル（可搬型）」と表記する。号炉間電力融通ケーブル（常設）は，あらかじめ号炉間にケーブルを敷設し，端部をケーブルの収納盤に収納して使用する際に 6 号及び 7号炉の緊急用電源切替箱断路器に手動で接続することで，他号炉の電源設備から非常用高圧母線 C 系及び非常用高圧母線 D 系に電力を供給できる設計とする。号炉間電力融通ケーブル（可搬型）は，号炉間電力融通ケーブル（常設）が使用できない場合の予備ケーブルとして保管し，使用する際には運搬して敷設し，6 号及び 7 号炉の緊急用電源切替箱断路器に手動で接続することで，他号炉の電源設備から非常用高圧母線 C 系及び非常用高圧母線 D 系に電力を供給できる設計とする。
本系統は他号炉と自号炉を接続する電路を構成する「号炉間電力融通ケーブ
ル」，号炉間電力融通ケーブル以外に電路の構成要素となる代替所内電気設備の「緊急用電源切替箱断路器」，「緊急用電源切替箱接続装置」，「非常用高圧母線 C 系」及び「非常用高圧母線 D 系」で構成する。本系統全体の概要図を図3.14-31～32 に，本系統に属する重大事故等対処設備を表 3.14-99 に示す。

添 3.14-161

第二ガスタービン発電機
GTG

GTG

【凡例】

第一
ガスタービン
発電機

荒浜側
緊急用高圧母線

GTG：ガスタービン発電機

D/G：非常用ディーゼル発電機

GTG

GTG

：遮断器
：断路器

添 3.14-162

図 3.14-31 号炉間電力融通電気設備系統図（号炉間電力融通ケーブル（常設））

大湊側緊急用
高圧母線：配線用遮断器
緊急用断路器
：接続装置
：切替装置

6号炉

7号炉
緊急用
電源切替箱
断路器

D/G

ケーブルの
収納盤

号炉間電力
融通ケーブル（常設）

ケーブルの収納盤

緊急用
電源切替箱
接続装置

D/G

D/G

(6A)

MCC：モータ・コントロール・センタ

緊急用電源切替箱
断路器

(6B)

緊急用
電源切替箱
接続装置

【凡例】
D/G

(7A)

(7B)

：号炉間電力融通ケーブル(常設)（あらかじめ敷設する箇所）：号炉間電力融通ケーブル(常設)（手動で接続する箇所）

非常用高圧
母線 6C
AM用
動力変圧器

動力変圧器
非常用低圧
母線 6C-1

MCC 6C系

非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

AM用MCC

代替所内
電気設備

非常用高圧
母線 7C

動力変圧器

動力変圧器

非常用低圧
母線 6D-1

非常用低圧
母線 7C-1

MCC 6D系

非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】

AM用直流
125V充電器

非常用高圧
母線 7D
AM用
動力変圧器

非常用低圧
母線 7D-1

代替所内
電気設備

M

MCC 7D系

非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】
AM用切替盤
7B

AM用切替盤
7A
M

動力変圧器

AM用MCCMCC 7C系

非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

AM用切替盤
6B

AM用切替盤
6A
M

非常用高圧
母線 6D

AM用直流
125V充電器

M第二ガスタービン発電機
GTG

GTG

【凡例】

第一
ガスタービン
発電機

添 3.14-163

図 3.14-32 号炉間電力融通電気設備系統図（号炉間電力融通ケーブル（可搬型））

荒浜側
緊急用高圧母線

GTG：ガスタービン発電機

D/G：非常用ディーゼル発電機

GTG

GTG

：遮断器
：断路器

大湊側緊急用
高圧母線：配線用遮断器
緊急用断路器
：接続装置
：切替装置

6号炉

7号炉

緊急用
電源切替箱
接続装置

D/G

D/G

緊急用
電源切替箱
接続装置

D/G

【凡例】
D/G

(6B)

(7A)

(7B)

非常用高圧
母線 6C

非常用高圧
母線 6D

非常用高圧
母線 7C

非常用高圧
母線 7D

動力変圧器

動力変圧器

非常用低圧
母線 6D-1

非常用低圧
母線 7C-1

AM用
動力変圧器

非常用低圧
母線 6C-1

MCC 6C系

AM用MCC

代替所内
電気設備

MCC 6D系

非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】

AM用直流
125V充電器

AM用
動力変圧器

非常用低圧
母線 7D-1

代替所内
電気設備

M

MCC 7D系

非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】
AM用切替盤
7B

AM用切替盤
7A
M

動力変圧器

AM用MCCMCC 7C系

非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

AM用切替盤
6B

AM用切替盤
6A
M

緊急用電源切替箱
断路器

(6A)

動力変圧器

非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

MCC：モータ・コントロール・
センタ

号炉間電力
融通ケーブル
（可搬型）

緊急用
電源切替箱
断路器

AM用直流
125V充電器

M：号炉間電力融通ケーブル(可搬型）

表 3.14-99
設備区分
主要設備
附属設備
燃料流路
電路

号炉間電力融通電気設備に関する重大事故等対処設備一覧
設備名
号炉間電力融通ケーブル（常設）【常設】号炉間電力融通ケーブル（可搬型）【可搬】－－
号炉間電力融通ケーブル（常設）～非常用高圧母線 C 系及び D 系電路【常設】号炉間電力融通ケーブル（可搬型）～非常用高圧母線 C 系及び D 系電路（号炉間電力融通ケーブル（可搬型）～緊急用電源切替箱断路器電路【可搬】）（緊急用電源切替箱断路器～非常用高圧母線 C 系及び D 系電路【常設】）※1
計装設備（補助）
M/C C 電圧【常設】M/C D 電圧【常設】非常用 D/G(A)発電機電圧（他号炉）【常設】
非常用 D/G(B)発電機電圧（他号炉）【常設】
非常用 D/G(A)発電機電力（他号炉）【常設】
非常用 D/G(B)発電機電力（他号炉）【常設】
非常用 D/G(A)発電機周波数（他号炉）【常設】
非常用 D/G(B)発電機周波数（他号炉）【常設】第一 GTG 発電機電圧【常設】※1：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いる補助パ
ラメータ

添 3.14-164

3.14.2.5.2 主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
(1)号炉間電力融通ケーブル（常設）（6 号及び 7 号炉共用）
個数
：1 式
種類
：6,600V 架橋ポリエチレン絶縁難燃性ビニルシースケーブル
サイズ ：150mm2
全長：約 25m
取付箇所：コントロール建屋地上 2 階(2)号炉間電力融通ケーブル（可搬型）（6 号及び 7 号炉共用）
個数
：1 式
種類
：6,600V 架橋ポリエチレン絶縁難燃性ビニルシースケーブル
サイズ ：150mm2
全長：約 25m
設置場所：コントロール建屋地上 2 階
保管場所：荒浜側高台保管場所

添 3.14-165

3.14.2.5.3 設置許可基準規則第 43 条への適合方針
3.14.2.5.3.1 設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
ａ）号炉間電力融通ケーブル（6 号及び 7 号炉共用）
号炉間電力融通電気設備の号炉間電力融通ケーブルは，コントロール建屋
内及び荒浜側高台保管場所の建屋内に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，コントロール建屋内及び荒浜側高台保管場所の建屋内の環境条件を考慮し，以下の表 3.14-100 に示す設計とする。
（57-2）
表 3.14-100 想定する環境条件及び荷重条件（号炉間電力融通ケーブル）
環境条件等
対応
温度・圧力・湿 コントロール建屋内及び荒浜側高台保管場所の建屋内で想定され度・放射線
る温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した
機器を使用する。
屋外の天候に 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
よる影響
海水を通水す 海水を通水することはない。
る系統への影響地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する。（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）
風（台風）・積 コントロール建屋内及び荒浜側高台保管場所の建屋内に設置する
雪ため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

添 3.14-166

(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
号炉間電力融通電気設備で，系統構成に操作が必要な号炉間電力融通ケーブ
ル及び代替所内電気設備の断路器については，現場で容易に操作可能な設計とする。表 3.14-101～102 に操作対象機器の操作場所を示す。
（57-2, 57-3）
表 3.14-101 操作対象機器（他号炉号炉間電力融通ケーブル）
機器名称
状態の変化 操作場所
操作方法
号炉間電力融通ケーブル 断路→接続 コントロール建屋 ボルト・ネジ（他号炉の緊急用電源
地上 2 階
接続操作
切替箱断路器側）
表 3.14-102

操作対象機器（自号炉号炉間電力融通ケーブル～非常用高圧母線 C 系
及び非常用高圧母線 D 系電路）
機器名称
状態の変化 操作場所
操作方法
号炉間電力融通ケーブル
断路→接続 コントロール建屋 ボルト・ネジ（自号炉の緊急用電源
地上 2 階
接続操作
切替箱断路器側）
非常用高圧母線 C 系遮断器又は切→入
原子炉建屋内の原 ス イ ッ チ 操
非常用高圧母線 D 系遮断器
子炉区域外地下１ 作（緊急用電源切替箱接続装置側）
階

添 3.14-167

以下に，号炉間電力融通設備を構成する主要機器の操作性を示す。
ａ）号炉間電力融通ケーブル（常設）（6 号及び 7 号炉共用）
号炉間電力融通電気設備の号炉間電力融通ケーブル（常設）は，緊急用電
源切替箱断路器でのボルト・ネジによる手動接続操作であること，及び号炉
間電力融通ケーブルにて電力を融通する号炉の接続状態を緊急用電源切替
箱断路器の断路器の目視確認にて確認できることから，確実な操作が可能な設計とする。また，号炉間電力融通ケーブルは 6 号及び 7 号炉において同一形状の端子により接続操作を行う設計とし，かつ，十分な操作空間を確保し，容易に操作可能な設計とする。
（57-2, 57-3）ｂ）号炉間電力融通ケーブル（可搬型）（6 号及び 7 号炉共用）
号炉間電力融通電気設備の号炉間電力融通ケーブル（可搬型）は，人力で運搬可能な設計とする。また，号炉間電力融通ケーブル（可搬型）は，設置場所にて固定等が可能な設計とする。
（57-2, 57-3）

添 3.14-168

(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
ａ）号炉間電力融通ケーブル（6 号及び 7 号炉共用）
号炉間電力融通電気設備の号炉間電力融通ケーブルは，表 3.14-103 に示
すように運転中又は停止中に機能・性能試験及び外観検査が可能な設計とする。
号炉間電力融通ケーブルの性能である絶縁抵抗を確認可能な設計とする。
号炉間電力融通ケーブル（可搬型）は取替えが可能な設計とする。
（57-4）
表 3.14-103 号炉間電力融通ケーブルの試験及び検査
プラント状態項目
内容
号炉間電力融通ケーブルの絶縁抵抗の
運転中機能・性能試験
確認
又は
停止中
外観検査
号炉間電力融通ケーブルの外観検査

添 3.14-169

(4) 切替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
号炉間電力融通電気設備は，本来の用途以外の用途には使用しない。なお，
非常用交流電源設備から号炉間電力融通電気設備を用いた電源供給へ切り替えるために必要な操作については，代替所内電気設備の断路器を設けることにより速やかな切替えが可能な設計とする。切替え操作の対象機器は(2)操作性の表 3.14-101～102 と同様である。
これにより図 3.14-33 で示すタイムチャートのとおり速やかに切替えが可能である。
（57-3）
経過時間（分）
30

手順の項目

60

90

120

負荷切替え，非常用ディーゼル発電機に 1時間25分
よ る M/C C系又はM/C D系給電準備

要員（数）

150

180

210

240

備考

270

電力融通
4時間5分※3（屋外保管の号炉間電力融通ケーブ ル（可搬型）使用の場合）

通信連絡設備準備，M/C C系又はM/C D系受電前準備

中央制御室運転員Ａ，Ｂ（当該号炉）

2

中央制御室運転員ａ，ｂ
（他号炉）

2

現場運転員ｃ，ｄ（他号炉）

2

M/C C系又はM/C D系受電確認

M/C C系又はM/C D系給電前準備

負荷停止，負荷切替
移動，電路構成
M/C C系又はM/C D系給電操作

号炉間電力融通ケーブル
を使用した
M/C C系又はM/C D系受電
（屋外保管の号炉間電力融通ケーブル（可搬型）使用の場合）

負荷停止，負荷切替え

現場運転員ｅ，ｆ（他号炉）

2

現場運転員Ｃ，Ｄ（当該号炉）

2

受電前準備

移動，ケーブ ル接続前準備 ※１
ケーブ ル敷設※２

緊急時対策要員

6

ケーブ ル接続※１ コン トロ ール建屋内の号炉間電力融通ケーブ ル(常設)を 使用
する 場合は，20分と想定する 。
※２ コン トロ ール建屋内の号炉間電力融通ケーブ ル(常設)を 使用
する 場合は，50分と想定する 。

※3 コントロール建屋内の号炉間電力融通ケーブル（常設）を使用する場合は，約1時間55分で可能である。

図 3.14-33

号炉間電力融通ケーブルによる電力融通のタイムチャート＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての 1.14 で示すタイムチャート

添 3.14-170

(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
号炉間電力融通電気設備は，表 3.14-104 に示すように，通常時は号炉間電力融通ケーブルと自号炉及び他号炉の緊急用電源切替箱断路器を断路状態にするとともに，非常用高圧母線 C 系の遮断器（緊急用電源切替箱接続装置側）
及び非常用高圧母線 D 系の遮断器（緊急用電源切替箱接続装置側）を切とすることで隔離する系統構成としており，重大事故等時に接続等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，非常用所内電気設備に対して悪影響を及ぼさない設計とする。
号炉間電力融通ケーブル（可搬型）は治具による固定等をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
（57-3, 57-7）
表 3.14-104 他系統との隔離
取合系統
系統隔離
駆動方式 動作
非常用所内電気設備 非常用高圧母線 C 系遮断器
手動
通常時切（緊急用電源切替箱接続装置側）
非常用所内電気設備 非常用高圧母線 D 系遮断器
手動
通常時切（緊急用電源切替箱接続装置側）

添 3.14-171

(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設
置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
号炉間電力融通電気設備の系統構成に操作が必要な機器の設置場所，操作場
所を表 3.14-105 に示す。これらの操作場所は，想定される事故時における放射線量が高くなるおそれが少ないため，設置場所で操作可能な設計とする。
（57-2）
表 3.14-105 操作対象機器設置場所
機器名称
設置場所
操作場所
号炉間電力融通ケーブル コントロール建屋
コントロール建屋
地上 2 階
地上 2 階緊急用電源切替箱断路器 コントロール建屋
コントロール建屋
地上 2 階
地上 2 階
非常用高圧母線 C 系
原子炉建屋内の原子炉 原子炉建屋内の原子炉区域外地下 1 階
区域外地下 1 階
非常用高圧母線 D 系
原子炉建屋内の原子炉 原子炉建屋内の原子炉区域外地下 1 階
区域外地下 1 階

添 3.14-172

3.14.2.5.3.2

設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 2 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
ａ）号炉間電力融通ケーブル（常設）（6 号及び 7 号炉共用）
号炉間電力融通電気設備の号炉間電力融通ケーブル（常設）は，想定される重大事故等時において，重大事故等対処時に必要な電力を融通可能なケー
ブルサイズ 150mm2 を有する設計とする。
(57-5)(2) 共用の禁止（設置許可基準規則第 43 条第 2 項二）(ⅰ) 要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
ａ）号炉間電力融通ケーブル（常設）（6 号及び 7 号炉共用）
号炉間電力融通電気設備の号炉間電力融通ケーブル（常設）は，共用により 6 号及び 7 号炉相互間での電力融通を可能とし，安全性の向上を図れることから，6 号及び 7 号炉で共用する設計とする。号炉間電力融通ケーブル（常設）は，共用により悪影響を及ぼさないよう，通常時は接続先の系統と分離した状態で設置する設計とする。

添 3.14-173

(3) 設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 2 項三）(ⅰ) 要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
号炉間電力融通電気設備のうち，号炉間電力融通ケーブル（常設）を用いる
電力融通については，共通要因によって，設計基準事故対処設備の安全機能と同時に機能が損なわれるおそれがないよう，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備の各機器と表 3.14-106 のとおり位置的分散を図る設計とする。
（57-2, 57-3）
表 3.14-106 多重性又は多様性，位置的分散
設計基準事故対処設備
重大事故防止設備
非常用交流電源設備
号炉間電力融通電気設備
電源
非常用ディーゼル発電機
他号炉の電源設備＜原子炉建屋内の原子炉区域外地
上 1 階＞
電路
非常用ディーゼル発電機
号炉間電力融通ケーブル(常設)～非常用高圧母線電路～非常用高圧母線 C 系
及び D 系電路【常設】
電 源 非常用高圧母線 C 系
非常用高圧母線 C 系
供 給 非常用高圧母線 D 系
非常用高圧母線 D 系
先
非常用高圧母線 E 系＜いずれも原子炉建屋内の原子炉区＜いずれも原子炉建屋内の原子炉 域外地下 1 階＞
区域外地下 1 階＞

添 3.14-174

3.14.2.5.3.3

設置許可基準規則第 43 条第 3 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 3 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量に加え，十分に余裕のある容量を有するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
ａ）号炉間電力融通ケーブル（可搬型）（6 号及び 7 号炉共用）
号炉間電力融通電気設備の号炉間電力融通ケーブル（可搬型）は，想定される重大事故等時において，重大事故等対処時に必要な電力を融通可能なケーブルサイズ 150mm2 を有するものを 1 式として使用する。保有数は，号炉間電力融通ケーブル（常設）の故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 式（6 号及び 7 号炉共用）を保管する。
(57-5)

添 3.14-175

(2) 確実な接続（設置許可基準規則第 43 条第 3 項二）(ⅰ) 要求事項
常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。）と接続するものにあっては，当該常設設備と容易かつ確実に接続することができ，かつ，二以上の系統又は発電用原子炉施設が相互に使用することができるよう，接続部の規格の統一その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
号炉間電力融通電気設備は，接続が必要な号炉間電力融通ケーブル（可搬型）については，現場で容易に接続可能な設計とする。表 3.14-107 に対象機器の接続場所を示す。
（57-2）
表 3.14-107 接続対象機器設置場所
接続元機器名称
接 続 先 機 器 接続場所
接続方法
名称
号炉間電力融通ケーブル 緊 急 用 電 源 コントロール建屋 ボルト・ネジ接続（可搬型）
切替箱断路 2 階
器
以下に，号炉間電力融通電気設備を構成する可搬型主要設備の確実な接続性を示す。
ａ）号炉間電力融通ケーブル（可搬型）（6 号及び 7 号炉共用）
号炉間電力融通電気設備の号炉間電力融通ケーブル（可搬型）は，緊急用電源切替箱断路器でのボルト・ネジによる手動接続であること，接続治具を用いてケーブルを確実に接続することが可能な設計とすること及び号炉間電力融通ケーブルにて電力を融通する号炉の接続状態を緊急用電源切替箱
断路器の断路器の目視確認にて確認できることから，確実な接続が可能な設計とする。また，号炉間電力融通ケーブルは 6 号及び 7 号炉において同一形状の端子により接続を行う設計とし，かつ，十分な操作空間を確保し，容易に接続可能な設計とする。
（57-2）

添 3.14-176

(3) 複数の接続口（設置許可基準規則第 43 条第 3 項三）(ⅰ) 要求事項
常設設備と接続するものにあっては，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外か
ら水又は電力を供給するものに限る。）の接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設けるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
ａ）号炉間電力融通ケーブル（可搬型）（6 号及び 7 号炉共用）
号炉間電力融通電気設備の号炉間電力融通ケーブル（可搬型）は原子炉建屋の外から水又は電力を供給するものに該当しないことから，対象外である。

(4) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項四）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において可搬型重大事故等対処設備を設置場所に据え付け，及び常設設備と接続することができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
号炉間電力融通電気設備の系統構成に操作が必要な可搬型機器の接続場所
を表 3.14-108 に示す。これらの操作場所は，想定される事故時における放射線量が高くなるおそれが少ないため，設置場所で操作可能な設計とする。
（57-2）
表 3.14-108 操作対象機器設置場所
機器名称
接続先の機器名称
接続場所
号炉間融通電力ケーブル 緊急用電源切替箱断路器 コントロール建屋
（可搬型）
（他号炉）
地上 2 階緊急用電源切替箱断路器 コントロール建屋（自号炉）
地上 2 階添 3.14-177

(5) 保管場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項五）(ⅰ) 要求事項
地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロ
リズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管すること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
表 3.14-109 のとおり，号炉間電力融通電気設備の系統構成に操作が必要な可搬型機器は，複数の箇所に分散して保管する設計とする。
（57-2）
表 3.14-109 操作対象機器保管場所
機器名称
保管場所
号炉間電力融通ケーブル 荒浜側高台保管場所（可搬型）(6) アクセスルートの確保（設置許可基準規則第 43 条第 3 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，工場等内の道路及び通路が確保できるよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
想定される重大事故等が発生した場合においても，可搬型重大事故等対処設
備の運搬，移動に支障をきたすことのないよう，迂回路も考慮して複数のアクセスルートを確保する設計とする。
（「可搬型重大事故等対処設備保管場所及びアクセスルート」参照）（57-6）

添 3.14-178

(7) 設計基準事故対処設備及び常設重大事故等防止設備との多様性（設置許可基準
規則第 43 条第 3 項七）(ⅰ) 要求事項
重大事故防止設備のうち可搬型のものは，共通要因によって，設計基準事故
対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設
重大事故防止設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
号炉間電力融通電気設備のうち，号炉間電力融通ケーブル（可搬型）を用いる電力融通については，共通要因によって，設計基準事故対処設備の安全機能と同時に機能が損なわれるおそれがないよう，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備の各機器と表 3.14-110 のとおり多様性，位置的分散を図る設計とする。
（57-2, 57-3）
表 3.14-110 多重性及び多様性，位置的分散
設計基準事故対処設備
常設重大事故防止設備
可搬型重大事故防止設
備
非常用交流電源設備
号炉間電力融通電気設 号炉間電力融通電気設
備
備
電源 非常用ディーゼル発電 他号炉の電源設備
他号炉の電源設備機＜原子炉建屋内の原子炉区域外地上 1 階＞
電路 非常用ディーゼル発電 号炉間電力融通ケーブ 号炉間電力融通ケーブ
機
ル（常設）
ル（可搬型）～非常用高圧母線 C 系～非常用高圧母線 C 系～非常用高圧母線 C 系
非常用高圧母線 D 系
及び D 系及び D 系
非常用高圧母線 E 系
電 源 非常用高圧母線 C 系
非常用高圧母線 C 系
非常用高圧母線 C 系
供 給 非常用高圧母線 D 系
非常用高圧母線 D 系
非常用高圧母線 D 系
先
非常用高圧母線 E 系＜いずれも原子炉建屋 ＜いずれも原子炉建屋＜いずれも原子炉建屋 内の原子炉区域外地下 1 内の原子炉区域外地下 1
内の原子炉区域外地下 1 階＞
階＞
階＞

添 3.14-179

3.14.2.5.4 その他設備
3.14.2.5.4.1 号炉間連絡ケーブル
3.14.2.5.4.1.1 設備概要
外部電源及び非常用直流電源喪失後，他号炉の非常用モータ・コントロール・センタから自号炉の非常用モータ・コントロール・センタに電源供給することで，非常用ディーゼル発電機の起動に必要な制御電源を確保できるように，号炉間連絡ケーブルを設ける。なお，本設備は事業者の自主的な取り組みで設置するものである。

添 3.14-180

3.14.2.6

代替所内電気設備

3.14.2.6.1
設備概要
代替所内電気設備は，設計基準事故対処設備の非常用所内電気設備が喪失した場合，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備から必要な設備に電源を供給するための電路を確保することにより，重大事故等が発生した場合において炉心の著しい損傷，原子炉格納容器の破損，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷及び運転停止中原子炉内燃料体の著しい損傷を防止することを目的として設置するものである。
本系統は電路を構成する，「緊急用断路器」，「緊急用電源切替箱断路器」，「緊
急用電源切替箱接続装置」，「AM 用動力変圧器」，「非常用高圧母線 C 系」，「非常用高圧母線 D 系」，「AM 用 MCC」及び「AM 用切替盤」，代替所内電気設備から電源供給時に設備の遠隔操作を行う「AM 用操作盤」で構成する。本系統全体の概要図を図 3.14-34～36 に，本系統に属する重大事故等対処設備を表 3.14-111に示す。
本系統は，緊急用断路器，緊急用電源切替箱断路器，緊急用電源切替箱接続
装置，非常用高圧母線 C 系，非常用高圧母線 D 系，AM 用 MCC，AM 用切替盤を操作して系統構成することにより，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電
源設備の電路として使用する。
代替所内電気設備の設計基準事故対処設備に対する独立性及び位置的分散については 3.14.2.6.3 項に詳細を示す。所内電気設備への接近性の確保については 3.14.2.6.4 項に詳細を示す。
なお，AM 用切替装置（SRV）については，「3.3 原子炉冷却材圧力バウンダ
リを減圧するための設備（設置許可基準規則第 46 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

添 3.14-181

第二ガスタービン発電機
GTG

GTG

【凡例】

第一
ガスタービン
発電機

荒浜側
緊急用高圧母線

GTG

GTG

GTG

：ガスタービン発電機

D/G：非常用ディーゼル発電機：遮断器

図 3.14-34

大湊側緊急用
高圧母線：断路器：配線用遮断器

緊急用断路器
：接続装置
：切替装置

6号炉

7号炉

代替所内電気設備系統図

添 3.14-182

緊急用
電源切替箱
断路器

緊急用
電源切替箱
断路器
緊急用
電源切替箱
接続装置

D/G

D/G

D/G

(6B)

(7A)

(7B)

非常用高圧
母線 6C

非常用高圧
母線 6D

非常用高圧
母線 7C

非常用高圧
母線 7D

動力変圧器

動力変圧器

非常用低圧
母線 6D-1

非常用低圧
母線 7C-1

AM用
動力変圧器

非常用低圧
母線 6C-1

MCC 6C系

AM用MCC

代替所内
電気設備

MCC 6D系

非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】

AM用直流
125V充電器

AM用
動力変圧器

非常用低圧
母線 7D-1

代替所内
電気設備

M

MCC 7D系

非常用所内
電気設備
【区分Ⅱ】
AM用切替盤
7B

AM用切替盤
7A
M

動力変圧器

AM用MCCMCC 7C系

非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

AM用切替盤
6B

AM用切替盤
6A
M

緊急用
電源切替箱
接続装置

D/G

(6A)

動力変圧器

非常用所内
電気設備
【区分Ⅰ】

MCC：モータ・コントロール・
センタ

AM用直流
125V充電器

M図 3.14-35

MCC

AM用MCC

C又はD

中央制御室外原子炉停止装置の操作盤

AM用操作盤

添 3.14-183

代替所内電気設備制御回路系統図（MCC C 又は D から電源供給時）【凡例】
中央制御室の操作盤

制御ケーブル
AM用切替盤

動力ケーブル
配線用遮断器

電動
弁

MCC C又はD(非常用所内電気設備)とAM用MCCで配線用遮断器を同時に投入できない設計とする。

MCC：モータ・コントロール・センタ

MCC C又はD

AM用MCC図 3.14-36

中央制御室外原子炉停止装置の操作盤

AM用操作盤【凡例】

中央制御室の操作盤

添 3.14-184

代替所内電気設備制御回路系統図（AM 用 MCC から電源供給時）

制御ケーブル

AM用切替盤

動力ケーブル
配線用遮断器

電動
弁

MCC C又はD(非常用所内電気設備)とAM用MCCで配線用遮断器を同時に投入できない設計とする。

MCC：モータ・コントロール・センタ

表 3.14-111 代替所内電気設備に関する重大事故等対処設備一覧
設備区分
設備名
主要設備
緊急用断路器【常設】緊急用電源切替箱断路器【常設】緊急用電源切替箱接続装置【常設】AM 用動力変圧器【常設】AM 用 MCC【常設】AM 用切替盤【常設】AM 用操作盤【常設】非常用高圧母線 C 系【常設】非常用高圧母線 D 系【常設】
附属設備
－
燃料流路
－
電路
－
※1
計装設備（補助）
M/C C 電圧【常設】M/C D 電圧【常設】P/C C-1 電圧【常設】P/C D-1 電圧【常設】第一 GTG 発電機電圧【常設】電源車電圧【可搬】
電源車周波数【可搬】※1：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いる補助パ
ラメータ

添 3.14-185

3.14.2.6.2 主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
(1) 緊急用断路器（6 号及び 7 号炉共用）
電圧：6.9kV
定格電流：約 600A
取付箇所：7 号炉タービン建屋南側の屋外(2) 緊急用電源切替箱断路器
電圧：6.9kV
定格電流：約 600A
取付箇所：コントロール建屋地上 2 階(3) 緊急用電源切替箱接続装置
個数：一式
定格電流：約 1,200A
取付箇所：原子炉建屋内の原子炉区域外地下 1 階（6 号炉）
原子炉建屋内の原子炉区域外地下 1 階及び地上 2 階（7 号炉）(4) 非常用高圧母線 C 系
電圧：6.9kV
定格電流：約 1,200A
取付箇所：原子炉建屋内の原子炉区域外地下 1 階(5) 非常用高圧母線 D 系
電圧：6.9kV
定格電流：約 1,200A
取付箇所：原子炉建屋内の原子炉区域外地下 1 階

添 3.14-186

(6) AM 用動力変圧器
個数
：1
冷却
：自冷
容量
：約 750kVA（6 号炉）
約 800kVA（7 号炉）
電圧：1 次側・・・6.9kV
2 次側・・・480V
取付箇所：原子炉建屋内の原子炉区域外地上 4 階（6 号炉）
原子炉建屋内の原子炉区域外地上 3 階（7 号炉）(7) AM 用 MCC
個数
電圧
母線定格電流
取付箇所

：一式
：480V
：約 800A：原子炉建屋内の原子炉区域外地上 4 階(8) AM 用切替盤
個数
取付箇所

：一式
：原子炉建屋内の原子炉区域外地上 3 階(9) AM 用操作盤
個数
取付箇所

：一式
：原子炉建屋内の原子炉区域外地上 3 階

添 3.14-187

3.14.2.6.3 独立性及び位置的分散の確保
代替所内電気設備は，表 3.14-112 で示すとおり地震，津波，火災，溢水により同時に故障することを防止するため，非常用所内電気設備と独立性を確保する設計とする。
代替所内電気設備は，設計基準事故対処設備である非常用所内電気設備と同時にその機能が損なわれることがないよう，表 3.14-113 で示すとおり，位置的分散を図った設計とする。緊急用断路器，緊急用電源切替箱断路器，緊急用電源切替箱接続装
置，AM 用動力変圧器及び AM 用 MCC は，設計基準事故対処設備である非常用高圧母線，非常用動力変圧器，非常用 MCC と位置的分散された屋外，原子炉建屋及びコント
ロール建屋内にそれぞれ配置し，同時に機能が喪失しない設計とする。電路について
は，代替所内電気設備を非常用所内電気設備に対して，独立した電路で系統構成することにより，共通要因によって同時に機能を損なわれないよう独立した設計とする。
（57-2, 57-3, 57-9）

添 3.14-188

項目
共通 地
要因 震
故障
津
波

火
災

溢
水

表 3.14-112 設計基準事故対処設備との独立性
設計基準事故対処設備
重大事故防止設備
非常用所内電気設備
代替所内電気設備
設計基準事故対処設備の非常用所内電気設備は耐震 S クラス設計とし，重大事故防止設備である代替所内電気設備は基準地震動 Ss で機能維持できる設計とすることで，基準地震動 Ss が共通要因となり故障することのない設計とする。
設計基準事故対処設備を設置する原子炉建屋及びコントロール建屋と，重大事故防止設備を設置する屋外，原子炉建屋及びコントロール建屋の各設置場所は，ともに津波が到達しない位置とすることで，津波が共通要因となり故障することのない設計とする。
設計基準事故対処設備の非常用交流電源設備と，重大事故防止設備である代替所内電気設備は，火災が共通要因となり故障することのない設計とする（「共-7 重大事故等対処設備の内部火災に対する防護方針について」に示す）。
設計基準事故対処設備の非常用所内電気設備と，重大事故防止設備である代替所内電気設備は，溢水が共通要因となり故障することのない設計とする（「共-8 重大事故等対処設備の内部溢水に対する防護方針について」に示す）。

添 3.14-189

電源
盤

電路

電源
供給
先

操作
盤

表 3.14-113 位置的分散
設計基準事故対処設備
重大事故防止設備
非常用所内電気設備
代替所内電気設備
非常用高圧母線
緊急用断路器
非常用動力変圧器＜7 号炉タービン建屋南側の屋外
非常用低圧母線＞
非常用 MCC
緊急用電源切替箱断路器＜いずれも原子炉建屋内の原子炉区域 ＜コントロール建屋地上 2 階＞
外地下 1 階及びコントロール建屋地下 緊急用電源切替箱接続装置
1 階＞＜原子炉建屋内の原子炉区域外地
下 1 階（6 号炉）＞
＜原子炉建屋内の原子炉区域外地
下 1 階及び地上 2 階（7 号炉）＞
AM 用動力変圧器＜原子炉建屋内の原子炉区域外地
上 4 階（6 号炉）＞
＜原子炉建屋内の原子炉区域外地
上 3 階（7 号炉）＞
AM 用 MCC＜原子炉建屋内の原子炉区域外地
上 4 階＞
非常用ディーゼル発電機
電源車～非常用高圧母線電路～非常用高圧母線 C 系及び D 系
電路
電源車～AM 用 MCC 電路
第一ガスタービン発電機～非常用高圧母線 C 系及び D 系
電路
第一ガスタービン発電機～AM 用 MCC 電路
非常用高圧母線 C 系
非常用高圧母線 C 系
非常用高圧母線 D 系
非常用高圧母線 D 系
非常用高圧母線 E 系＜いずれも原子炉建屋内の原子炉＜いずれも原子炉建屋内の原子炉区域 区域外地下 1 階＞
外地下 1 階＞
AM 用 MCC＜原子炉建屋内の原子炉区域外地
上 4 階＞
中央制御室及びAM 用操作盤
中央制御室外原子炉停止装置の操作盤

添 3.14-190

3.14.2.6.4 所内電気設備への接近性の確保
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
設計基準事故対処設備の電源が喪失したことにより重大事故等が発生した場合において，代替交流電源からの電力を確保するために，以下のとおり，原子炉
建屋内の原子炉区域外地下 1 階及びコントロール建屋地下 1 階に設置している非常用所内電気設備へアクセス可能な設計とし，接近性を確保する設計とする。
（57-6）
屋内のアクセスルートに影響を与えるおそれがある以下の事象について評価した結果問題なし。
ａ．地震時の影響・・・プラントウォークダウンにて確認した結果問題なし。
ｂ．地震随伴火災の影響・・・アクセスルート近傍に地震随伴火災の火災源となる機器が設置されてないことから問題なし。
ｃ．地震随伴溢水の影響・・・原子炉建屋内の原子炉区域外及びコントロール
建屋に溢水源となる耐震 B，C クラスの機器が，基準地震力に対して耐震性が確保されていることから問題なし。
詳細は，「可搬型重大事故等対処設備保管場所及びアクセスルート」参照
なお，万が一，原子炉建屋内の原子炉区域外地下 1 階への接近性が失われることを考慮して，同地下 1 階を経由せず，地上 1 階から接近可能な代替所内電気設備を原子炉建屋内の原子炉区域外地上 3 階若しくは 4 階に設置することにより，接近性の向上を図る設計とする。

添 3.14-191

3.14.2.6.5 設置許可基準規則第 43 条への適合方針
3.14.2.6.5.1 設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
ａ）緊急用断路器（6 号及び 7 号炉共用）
代替所内電気設備の緊急用断路器は，7 号炉タービン建屋南側の屋外に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，屋外の環境条件を考慮し，以下の表 3.14-114 に示す設計とする。
（57-2）
表 3.14-114 想定する環境条件及び荷重条件（緊急用断路器）
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・ 屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えら放射線れる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による 降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対策及影響
び凍結対策を行える設計とする。
海水を通水する系 海水を通水することはない。
統への影響
地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する。
（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）
風（台風）・積雪
屋外で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないこと
を応力評価により確認する。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

添 3.14-192

ｂ）緊急用電源切替箱断路器
代替所内電気設備の緊急用電源切替箱断路器は，コントロール建屋内に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，コントロール建屋内の環境条件を考慮し，以下の表 3.14-115 に示す設計とする。
（57-2）
表 3.14-115 想定する環境条件及び荷重条件（緊急用電源切替箱断路器）
環境条件等
対応
温度・圧力・湿 コントロール建屋内で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条度・放射線件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候によ 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
る影響
海水を通水する 海水を通水することはない。
系統への影響地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する。（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）
風（台風）・積雪 コントロール建屋内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

添 3.14-193

ｃ）緊急用電源切替箱接続装置
代替所内電気設備の緊急用電源切替箱接続装置は，原子炉建屋内の原子炉区
域外の建屋内に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，原子炉建屋内の原子炉区域外の建屋内の環境条件を考慮し，以下の表 3.14-116 に示す設計とする。
（57-2）
表 3.14-116 想定する環境条件及び荷重条件（緊急用電源切替箱接続装置）
環境条件等
対応
温度・圧力・湿 原子炉建屋内の原子炉区域外の建屋内で想定される温度，圧力，
度・放射線
湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候によ 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
る影響
海水を通水する 海水を通水することはない。
系統への影響地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する。（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）
風（台風）・積雪 原子炉建屋内の原子炉区域外の建屋内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

添 3.14-194ｄ）非常用高圧母線 C 系
代替所内電気設備の非常用高圧母線 C 系は，原子炉建屋内の原子炉区域外の建屋内に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，原子炉建屋内の原子炉区域外の建屋内の環境条件を考慮
し，以下の表 3.14-117 に示す設計とする。
（57-2）
表 3.14-117 想定する環境条件及び荷重条件（非常用高圧母線 C 系）
環境条件等
対応
温度・圧力・湿 原子炉建屋内の原子炉区域外の建屋内で想定される温度，圧力，
度・放射線
湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候によ 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
る影響
海水を通水する 海水を通水することはない。
系統への影響地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する。（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）
風（台風）・積雪 原子炉建屋内の原子炉区域外の建屋内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

添 3.14-195

ｅ）非常用高圧母線 D 系
代替所内電気設備の非常用高圧母線 D 系は，原子炉建屋内の原子炉区域外の建屋内に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，原子炉建屋内の原子炉区域外の建屋内の環境条件を考慮
し，以下の表 3.14-118 に示す設計とする。
（57-2）
表 3.14-118 想定する環境条件及び荷重条件（非常用高圧母線 D 系）
環境条件等
対応
温度・圧力・湿 原子炉建屋内の原子炉区域外の建屋内で想定される温度，圧力，
度・放射線
湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候によ 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
る影響
海水を通水する 海水を通水することはない。
系統への影響地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する。（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）
風（台風）・積雪 原子炉建屋内の原子炉区域外の建屋内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

添 3.14-196

ｆ）AM 用動力変圧器
代替所内電気設備の AM 用動力変圧器は，原子炉建屋内の原子炉区域外の建屋内に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，原子炉建屋内の原子炉区域外の建屋内の環境条件を考慮し，以下の表 3.14-119 に示す設計とする。
（57-2）
表 3.14-119 想定する環境条件及び荷重条件（AM 用動力変圧器）
環境条件等
対応
温度・圧力・湿 原子炉建屋内の原子炉区域外の建屋内で想定される温度，圧力，
度・放射線
湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候によ 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
る影響
海水を通水する 海水を通水することはない。
系統への影響地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する。（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）
風（台風）・積雪 原子炉建屋内の原子炉区域外の建屋内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

添 3.14-197

ｇ）AM 用 MCC
代替所内電気設備の AM 用 MCC は，原子炉建屋内の原子炉区域外の建屋内に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場
合における，原子炉建屋内の原子炉区域外の建屋内の環境条件を考慮し，以下の表 3.14-120 に示す設計とする。
（57-2）
表 3.14-120

想定する環境条件及び荷重条件（AM 用 MCC）
環境条件等
対応
温度・圧力・湿 原子炉建屋内の原子炉区域外の建屋内で想定される温度，圧力，
度・放射線
湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候によ 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
る影響
海水を通水する 海水を通水することはない。
系統への影響地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する。（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）
風（台風）・積雪 原子炉建屋内の原子炉区域外の建屋内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

添 3.14-198ｈ）AM 用切替盤
代替所内電気設備の AM 用切替盤は，原子炉建屋内の原子炉区域外の建屋内に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，原子炉建屋内の原子炉区域外の建屋内の環境条件を考慮し，以下の表 3.14-121 に示す設計とする。
（57-2）
表 3.14-121 想定する環境条件及び荷重条件（AM 用切替盤）
環境条件等
対応
温度・圧力・湿 原子炉建屋内の原子炉区域外の建屋内で想定される温度，圧力，
度・放射線
湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候によ 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
る影響
海水を通水する 海水を通水することはない。
系統への影響地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する。（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）
風（台風）・積雪 原子炉建屋内の原子炉区域外の建屋内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

添 3.14-199

ｉ）AM 用操作盤
代替所内電気設備の AM 用操作盤は，原子炉建屋内の原子炉区域外の建屋内に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，原子炉建屋内の原子炉区域外の建屋内の環境条件を考慮し，以下の表 3.14-122 に示す設計とする。
（57-2）
表 3.14-122 想定する環境条件及び荷重条件（AM 用操作盤）
環境条件等
対応
温度・圧力・湿 原子炉建屋内の原子炉区域外の建屋内で想定される温度，圧力，
度・放射線
湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候によ 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
る影響
海水を通水する 海水を通水することはない。
系統への影響地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する。（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）
風（台風）・積雪 原子炉建屋内の原子炉区域外の建屋内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

添 3.14-200

(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
代替所内電気設備で，操作が必要な緊急用電源切替箱断路器，AM 用 MCC，AM用切替盤，AM 用操作盤，非常用高圧母線Ｃ系，非常用高圧母線Ｄ系については，現場で容易に操作可能な設計とする。表 3.14-123～125 に操作対象機器の操作場所を示す。
（57-2, 57-3）
表 3.14-123

操作対象機器（緊急用断路器～AM 用 MCC 電路）
機器名称
状態の変化 操作場所
操作方法
緊急用電源切替箱断路器
入→切コントロール建屋
断路器操作（非常用所内電気設備側）
地上 2 階緊急用電源切替箱断路器
切→入コントロール建屋
断路器操作（代替所内電気設備側）
地上 2 階AM 用 MCC 遮断器
切→入原子炉建屋内の原子炉区域 遮断器操作（AM 用動力変圧器側）
外地上 4 階AM 用 MCC 遮断器
入→切原子炉建屋内の原子炉区域 遮断器操作（非常用 P/C D 側）
外地上 4 階添 3.14-201

表 3.14-124 操作対象機器（電源車～緊急用電源切替箱接続装置～AM 用 MCC 電路）
機器名称
状態の変化 操作場所
操作方法
緊急用電源切替箱断路器
入→切コントロール建屋
断路器操作（緊急用断路器側）
地上 2 階緊急用電源切替箱断路器
切→入コントロール建屋
断路器操作（AM 用動力変圧器側）
地上 2 階AM 用 MCC 遮断器
入→切原子炉建屋内の原子炉区域 スイッチ操作（非常用 P/C D 側）
外地上 4 階AM 用 MCC 遮断器
切→入原子炉建屋内の原子炉区域 スイッチ操作（AM 用動力変圧器側）
外地上 4 階表 3.14-125 操作対象機器（電源車～AM 用動力変圧器～AM 用 MCC 電路）
機器名称
状態の変化 操作場所
操作方法
AM 用 MCC 遮断器
入→切原子炉建屋内の原子炉区域 スイッチ操作（非常用 P/C D 側）
外地上 4 階AM 用 MCC 遮断器
切→入原子炉建屋内の原子炉区域 スイッチ操作（AM 用動力変圧器側）
外地上 4 階添 3.14-202以下に，代替所内電気設備を構成する主要設備の操作性を示す。
ａ）緊急用断路器
代替所内電気設備の緊急用断路器は，現場盤での操作棒による手動操作であること，及び緊急用断路器の状態を断路器の目視確認にて確認できることから，確実な操作が可能な設計とする。また，断路器の操作に操作棒を用いることで，露出した充電部への近接による感電を防止する設計とする。
（57-2, 57-3）ｂ）緊急用電源切替箱断路器
代替所内電気設備の緊急用電源切替箱断路器は，現場盤での操作棒による手動操作であること，及び緊急用電源切替箱断路器の状態を断路器の目視確認にて確認できることから，確実な操作が可能な設計とする。また，断路器の操作に操作棒を用いることで，露出した充電部への近接による感電を防止する設計とする。
（57-2, 57-3）ｃ）緊急用電源切替箱接続装置
代替所内電気設備の緊急用電源切替箱接続装置は，現場盤での断路装置による手動操作であること，及び緊急用電源切替箱接続装置の状態を断路装置の目視確認にて確認できることから，確実な操作が可能な設計とする。
（57-2, 57-3）ｄ）非常用高圧母線 C 系
代替所内電気設備の非常用高圧母線 C 系は，現場盤での操作スイッチによる手動操作であること，及び非常用高圧母線 C 系の運転状態を現場の遮断器開閉表示及び計器により確認できることから，確実な操作が可能な設計とする。
（57-2, 57-3）ｅ）非常用高圧母線 D 系
代替所内電気設備の非常用高圧母線 D 系は，現場盤での操作スイッチによる手動操作であること，及び非常用高圧母線 D 系の運転状態を現場の遮断器開閉表示及び計器により確認できることから，確実な操作が可能な設計とする。
（57-2, 57-3）

添 3.14-203

ｆ）AM 用動力変圧器
代替所内電気設備の AM 用動力変圧器は，操作不要である。
ｇ）AM 用 MCC
代替所内電気設備の AM 用 MCC は，現場盤での配線用遮断器の手動操作であること，及び AM 用 MCC の運転状態を配線用遮断器の開閉状態及び表示灯にて確認できることから，確実な操作が可能な設計とする。
（57-2, 57-3）ｈ）AM 用切替盤
代替所内電気設備の AM 用切替盤は，現場盤での配線用遮断器の手動操作であること，及び AM 用切替盤の運転状態を配線用遮断器の開閉状態にて確認できることから，確実な操作が可能な設計とする。
（57-2, 57-3）ｉ）AM 用操作盤
代替所内電気設備の AM 用操作盤は，現場盤での操作スイッチによる手動操作であること，及び AM 用操作盤にて操作されたことを表示灯にて確認できることから，確実な操作が可能な設計とする。
（57-2, 57-3）

添 3.14-204

(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
ａ）緊急用断路器（6 号及び 7 号炉共用）
代替所内電気設備の緊急用断路器は，表 3.14-126 に示すように，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能試験及び外観検査が可能な設計とする。
緊急用断路器の機能確認として断路器の動作の確認を行う。また，性能確認としての回路の絶縁抵抗の確認が可能な設計とする。
(57-4)

プラント状態
運転中
又は停止中

表 3.14-126
項目

緊急用断路器の試験及び検査内容
緊急用断路器の動作確認
機能・性能試験
緊急用断路器の絶縁抵抗の確認
緊急用断路器の外観，寸法の確認
外観検査
緊急用断路器の盤内部の目視点検

添 3.14-205

ｂ）緊急用電源切替箱断路器
代替所内電気設備の緊急用電源切替箱断路器は，表 3.14-127 に示すように，発電用原子炉停止中に機能・性能試験，発電用原子炉の運転中又は停止中に外観検査が可能な設計とする。
緊急用電源切替箱断路器の機能確認として断路器の動作の確認を行う。また，性能確認としての回路の絶縁抵抗の確認が可能な設計とする。
(57-4)
表 3.14-127 緊急用電源切替箱断路器の試験及び検査
プラント状態項目内容
緊急用電源切替箱断路器の動作確認
停止中
機能・性能試験
緊急用電源切替箱断路器の絶縁抵抗の確認
緊急用電源切替箱断路器の外観，寸法
運転中
の確認
又は
外観検査
緊急用電源切替箱断路器の盤内部の目
停止中
視点検ｃ）緊急用電源切替箱接続装置
代替所内電気設備の緊急用電源切替箱接続装置は，表 3.14-128 に示すように，発電用原子炉停止中に機能・性能試験，発電用原子炉の運転中又は停止中に外観検査が可能な設計とする。
緊急用電源切替箱接続装置の機能確認として断路装置の動作の確認を行う。また，性能確認としての回路の絶縁抵抗の確認が可能な設計とする。
(57-4)
表 3.14-128 緊急用電源切替箱接続装置器の試験及び検査
プラント状態項目内容
緊急用電源切替箱接続装置の動作確認
停止中
機能・性能試験
緊急用電源切替箱接続装置の絶縁抵抗の確認
運転中
緊急用電源切替箱接続装置の外観寸法の確認
又は外観検査
緊急用電源切替箱接続装置の盤内部の目視点検
停止中

添 3.14-206ｄ）非常用高圧母線 C 系
代替所内電気設備の非常用高圧母線 C 系は，表 3.14-129 に示すように，発電用原子炉停止中に機能・性能試験，発電用原子炉の運転中又は停止中に外観検査が可能な設計とする。
非常用高圧母線 C 系の外観検査として，目視により性能に影響を及ぼすおそれのある異常がないこと，及び性能確認として絶縁抵抗の確認を行う。
また，定例試験として，受電された状態で母線電圧を確認する。
(57-4)
表 3.14-129 非常用高圧母線 C 系の試験及び検査
プラント状態項目内容
運転中
機能・性能試験
非常用高圧母線 C 系の母線電圧の確認
停止中
機能・性能試験
非常用高圧母線 C 系の絶縁抵抗の確認
運転中
非常用高圧母線 C 系の外観の確認
又は
外観検査
停止中

ｅ）非常用高圧母線 D 系
代替所内電気設備の非常用高圧母線 D 系は，表 3.14-130 に示すように，発電用原子炉停止中に機能・性能試験，発電用原子炉の運転中又は停止中に外観検査が可能な設計とする。
非常用高圧母線 D 系の外観検査として，目視により性能に影響を及ぼすおそれのある異常がないこと，及び性能確認として絶縁抵抗の確認を行う。
また，定例試験として，受電された状態で母線電圧を確認する。
(57-4)
表 3.14-130
プラント状態
運転中
停止中
運転中
又は
停止中

非常用高圧母線 D 系の試験及び検査項目
機能・性能試験
機能・性能試験内容
非常用高圧母線 C 系の母線電圧の確認
非常用高圧母線 C 系の絶縁抵抗の確認
非常用高圧母線 C 系の外観の確認

外観検査

添 3.14-207

ｆ）AM 用動力変圧器
代替所内電気設備の AM 用動力変圧器は，表 3.14-131 に示すように，発電用原子炉停止中に機能・性能試験，発電用原子炉の運転中又は停止中に外観検査が可能な設計とする。
AM 用動力変圧器の性能確認として回路の絶縁抵抗の確認が可能な設計とする。
また，AM 用動力変圧器の受電状態における異常の確認が可能な温度計を設けた設計とする。
(57-4)
表 3.14-131 AM 用動力変圧器の試験及び検査
プラント状態
項目
内容
AM 用動力変圧器の絶縁抵抗，受電状態
停止中
機能・性能試験の確認
運転中
AM 用動力変圧器の外観，寸法の確認
又は外観検査
AM 用動力変圧器の盤内部の目視点検
停止中ｇ）AM 用 MCC
代替所内電気設備の AM 用 MCC は，表 3.14-132 に示すように，発電用原子炉
停止中に機能・性能試験，発電用原子炉の運転中又は停止中に外観検査が可能な設計とする。
AM 用 MCC の外観検査として，目視により性能に影響を及ぼすおそれのある異常がないこと，及び性能確認として絶縁抵抗の確認を行う。
(57-4)

プラント状態
停止中
運転中
又は
停止中

表 3.14-132 AM 用 MCC の試験及び検査項目
内容
機能・性能試験AM 用 MCC の絶縁抵抗の確認
AM 用 MCC の外観，寸法の確認
外観検査

添 3.14-208ｈ）AM 用切替盤
代替所内電気設備の AM 用切替盤は，表 3.14-133 に示すように，発電用原子炉の停止中に機能・性能試験，発電用原子炉の運転中又は停止中に外観検査が可能な設計とする。
AM 用切替盤の機能確認として電動弁の操作が可能であることの確認を行う。
また，性能確認としての回路の絶縁抵抗の確認が可能な設計とする。
また，定例試験として，AM 用切替盤での電源元の切替えの確認が可能なランプを設けた設計とする。
(57-4)
表 3.14-133 AM 用切替盤の試験及び検査
プラント状態
項目
内容
AM 用切替盤での電源元切替えにより電停止中機能・性能試験
動弁の動作確認
AM 用切替盤の絶縁抵抗の確認
運転中
AM 用切替盤の外観，寸法の確認
又は外観検査
AM 用切替盤の盤内部の目視点検
停止中ｉ）AM 用操作盤
代替所内電気設備の AM 用操作盤は，表 3.14-134 に示すように，発電用原子炉の停止中に機能・性能試験，発電用原子炉の運転中又は停止中に外観検査が可能な設計とする。
AM 用操作盤の機能確認として電動弁の操作が可能であることの確認を行う。また，性能確認としての回路の絶縁抵抗の確認が可能な設計とする。
また，定例試験として，AM 用操作盤からの操作への切替えの確認が可能なランプを設けた設計とする。
(57-4)

プラント状態
停止中
運転中
又は
停止中

表 3.14-134
項目

AM 用操作盤の試験及び検査
内容
AM 用操作盤からの操作による電動弁の機能・性能試験
動作確認
AM 用操作盤の絶縁抵抗の確認
AM 用操作盤の外観，寸法の確認
外観検査
AM 用操作盤の盤内部の目視点検

添 3.14-209

(4) 切替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
代替所内電気設備は，本来の用途以外の用途には使用しない。なお，代替所
内電気設備は遮断器・断路器を設けることにより通常時の系統構成から遮断器操作等により速やかな切替えが可能な設計とする。切替え操作の対象機器は(2)操作性の表 3.14-123～125 と同様である。
（57-3）
これにより図 3.14-37～38 で示すタイムチャートのとおり速やかに切替えが可能である。

添 3.14-210経過時間（時）
1

手順の項目

要員（数）

2

4

3

ケーブル敷設，接続，電源車起 動

7

6

5

5時間10分※ 2

5時間15分※ 28

備考

電源車（AM用動力変圧器に接続）によるAM用MCC受電

通信連絡設備準備，受電前操作（ＭＵＷＣ切保持）

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

2

現場運転員Ｃ，Ｄ

2AM用MCC 受電

移動，電路構成
受電確認
AM用電動弁電源切替え

電源車（AM用動力変圧器に接続）によるAM用MCC受電
電源車移動 ※１

※１ 大湊側高台
保管場所の電源車を 使用する 場合は，30分と想定する 。

ケーブ ル敷設

緊急時対策要員

6

ケーブ ル接続
電源車起動，給電※2 大湊側高台保管場所の電源車を使用する場合は，電源車による給電開始まで約5時間，AM用MCC受電完了まで約5時間5分で可能である。

図 3.14-37

電源車による AM 用 MCC 受電のタイムチャート（AM 動力変圧器の場合）
経過時間（時）
1

手順の項目

要員（数）

2

4

3

ケーブル敷設，接続，電源車起 動

4時間25分※ 2

7

6

5
4時間30分※ 28

備考

電源車（緊急用電源切替箱接続装置 に接続）によるAM用MCC受電

通信連絡設備準備，受電前操作（ＭＵＷＣ切保持）

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

2

現場運転員Ｃ，Ｄ

2AM用MCC受電

移動，電路構成

電源車(緊急用電源
切替箱接続装置に接続)によるAM用MCC受電

受電確認
AM用電動弁電源切替え

電源車移動 ※１
ケーブ ル敷設

緊急時対策要員

ケーブ ル接続

6

電源車起動，給電※１：大湊側高台保管場所の電源車を 使用する 場合は，30分と想定する 。

※2 大湊側高台保管場所の電源車を使用する場合は，電源車による給電開始まで約4時間15分，AM用MCC受電完了まで約4時間20分で可能である。

図 3.14-38 電源車による AM 用 MCC 受電のタイムチャート（緊急用電源切替箱接続装置の場合）＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての 1.14 で示すタイムチャート

添 3.14-211

(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
代替所内電気設備は，表 3.14-135 に示すように，通常時は非常用所内電気
設備と切り離し，非常用高圧母線 C 系の遮断器（緊急用電源切替箱接続装置側）
及び非常用高圧母線 D 系の遮断器（緊急用電源切替箱接続装置側）を切とすることで隔離する系統構成としており，重大事故等時に遮断器操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，非常用所内電気設備に対して悪影響を及ぼさない設計とする。
また，代替所内電気設備の AM 用 MCC の受電元は，設計基準事故対処設備である非常用低圧母線 D 系と重大事故等対処設備である AM 用動力変圧器から，切替装置により同時に配線用遮断器を投入できない設計とし，他の設備に影響を与えない設計とする。
代替所内電気設備の AM 用切替盤は，設計基準事故対処設備である非常用 MCC
C 系又は D 系と重大事故等対処設備である AM 用 MCC から，切替装置により同時に配線用遮断器を投入できない設計とすることで，他の設備に影響を与えない設計とする。
代替所内電気設備の AM 用操作盤は，通常時に設計基準事故対処設備である
非常用高圧母線の操作盤及び中央制御室外原子炉停止装置の操作盤と切り離された状態とし，重大事故等時に重大事故等対処設備として系統構成すること
で，他の設備に影響を与えない設計とする。
（57-3, 57-7）

取合系統
非常用所内電気設備
非常用所内電気設備
非常用所内電気設備
非常用所内電気設備

表 3.14-135 他系統との隔離
系統隔離
非常用高圧母線 C 系遮断器
（緊急用電源切替箱接続装置側）
非常用高圧母線 D 系遮断器
（緊急用電源切替箱接続装置側）
AM 用 MCC 遮断器（AM 用動力変圧器側）
AM 用切替盤遮断器（AM 用 MCC 側）

添 3.14-212

駆動方式 動作
手動
通常時切
手動

通常時切

手動

通常時切

手動

通常時切

(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設
置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
代替所内電気設備の系統構成に必要な機器の設置場所，操作場所を表 3.14136 に示す。これらの操作場所は，想定される事故時における放射線量が高くなるおそれが少ないため，設置場所で操作可能な設計とする。
（57-2）
表 3.14-136

操作対象機器設置場所
機器名称
設置場所
操作場所
緊急用断路 7 号炉タービン建屋南側の屋外
7 号炉タービン建屋南側の屋外器
緊急用電源 コントロール建屋地上 2 階
コントロール建屋地上 2 階
切替箱断路器
緊急用電源 原子炉建屋内の原子炉区域外地 原子炉建屋内の原子炉区域外地
切替箱接続 下 1 階（6 号炉）
下 1 階（6 号炉）
装置
原子炉建屋内の原子炉区域外地 原子炉建屋内の原子炉区域外地
下 1 階及び地上 2 階（7 号炉）
下 1 階及び地上 2 階（7 号炉）
AM 用動力変 原子炉建屋内の原子炉区域外地 －圧器
上 4 階（6 号炉）
原子炉建屋内の原子炉区域外地
上 3 階（7 号炉）
AM 用 MCC
原子炉建屋の原子炉建屋の二次格納施設外地上 4 階
二次格納施設外地上 4 階
AM 用切替盤 原子炉建屋の原子炉建屋の二次格納施設外地上 3 階
二次格納施設外地上 3 階
AM 用操作盤 原子炉建屋の原子炉建屋の二次格納施設外地上 3 階
二次格納施設外地上 3 階
非常用高圧 原子炉建屋の原子炉建屋の母線 C 系
二次格納施設外地下 1 階
二次格納施設外地下 1 階
非常用高圧 原子炉建屋の原子炉建屋の母線 D 系
二次格納施設外地下 1 階
二次格納施設外地下 1 階

添 3.14-213

3.14.2.6.5.2

設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 2 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
ａ）緊急用断路器（6 号及び 7 号炉共用）
代替所内電気設備の緊急用断路器は，第一ガスタービン発電機 1 基が接続可能であることから，第一ガスタービン発電機 1 基の定格電流である 377A に対し，十分余裕を有する定格電流である約 600A を有する設計とする。
（57-5）ｂ）緊急用電源切替箱断路器
代替所内電気設備の緊急用電源切替箱断路器は，設計基準事故対処設備の電源（全交流動力電源喪失）が喪失した場合，重大事故等に対処するために必要な 1,649kW を通電する容量 173A に十分な余裕を考慮し，定格電流約 600A を有する設計とする。
（57-5）
ｃ）緊急用電源切替箱接続装置
代替所内電気設備の緊急用電源切替箱接続装置は，設計基準事故対処設備の電源（全交流動力電源喪失）が喪失した場合，重大事故等に対処するために必要な 1,649kW を通電する容量 173A に十分な余裕を考慮し，定格電流約 1,200Aを有する設計とする。
（57-5）
ｄ）非常用高圧母線 C 系
代替所内電気設備の非常用高圧母線 C 系は，設計基準事故対処設備の電源（全交流動力電源喪失）が喪失した場合，重大事故等に対処するために必要な
1,649kW を通電する容量 173A に十分な余裕を考慮した設計とする。なお，非常用高圧母線 C 系は，非常用ディーゼル発電機 1 基分の定格電流 523A に十分な余裕を考慮し，定格電流約 1,200A を有する設計とする。
（57-5）

添 3.14-214ｅ）非常用高圧母線 D 系
代替所内電気設備の非常用高圧母線 D 系は，設計基準事故対処設備の電源（全交流動力電源喪失）が喪失した場合，重大事故等に対処するために必要な
1,649kW を通電する容量 173A に十分な余裕を考慮した設計とする。なお，非常用高圧母線 D 系は，非常用ディーゼル発電機 1 基分の定格電流 523A に十分な余裕を考慮し，定格電流約 1,200A を有する設計とする。
（57-5）ｆ）AM 用動力変圧器
代替所内電気設備の AM 用動力変圧器は，重大事故等対処時に必要な容量
200kVA に余裕を考慮し約 750kVA（6 号炉）及び約 800kVA（7 号炉）を有する設計とする。
（57-5）ｇ）AM 用 MCC
代替所内電気設備の AM 用 MCC は，重大事故等対処時に必要な容量 241A に余裕を考慮した，母線定格電流約 800A を有する設計とする。
（57-5）ｈ）AM 用切替盤
対象外である。
ｉ）AM 用操作盤
対象外である。

添 3.14-215

(2) 共用の禁止（設置許可基準規則第 43 条第 2 項二）(ⅰ) 要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
ａ）緊急用断路器（6 号及び 7 号炉共用）
代替所内電気設備の緊急用断路器は，共用により第一ガスタービン発電機から自号炉だけでなく他号炉にも電力の供給が可能となり，安全性の向上を図れることから，6 号及び 7 号炉で共用する設計とする。緊急用断路器は，共用により悪影響を及ぼさないよう，6 号及び 7 号炉を断路器により系統を隔離して使用する設計とする。
（57-13）ｂ）緊急用電源切替箱断路器
代替所内電気設備の緊急用電源切替箱断路器は，二以上の発電用原子炉施設
において共用しない設計とする。
ｃ）緊急用電源切替箱接続装置
代替所内電気設備の緊急用電源切替箱接続装置は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。
ｄ）非常用高圧母線 C 系
代替所内電気設備の非常用高圧母線 C 系は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。
ｅ）非常用高圧母線 D 系
代替所内電気設備の非常用高圧母線 D 系は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。

添 3.14-216

ｆ）AM 用動力変圧器
代替所内電気設備の AM 用動力変圧器は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。
ｇ）AM 用 MCC
代替所内電気設備の AM 用 MCC は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。
ｈ）AM 用切替盤
代替所内電気設備の AM 用切替盤は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。
ｉ）AM 用操作盤
代替所内電気設備の AM 用操作盤は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。

添 3.14-217

(3) 設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 2 項三）(ⅰ) 要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
代替所内電気設備は，共通要因によって，設計基準事故対処設備の安全機能と同時に機能が損なわれるおそれがないよう，設計基準事故対処設備である非常用所内電気設備の各機器と表 3.14-137 のとおり多様性，位置的分散を図る設計とする。
電路については，代替所内電気設備を非常用所内電気設備に対して，独立した電路で系統構成することにより，共通要因によって同時に機能を損なわれな
いよう独立した設計とする。
（57-2, 57-3, 57-9）

添 3.14-218

表 3.14-137 多重性又は多様性，位置的分散（57-9 参照）
設計基準事故対処設備
重大事故防止設備
非常用所内電気設備
代替所内電気設備
電源 非常用高圧母線
緊急用断路器
非常用動力変圧器＜7 号炉タービン建屋南側の屋外
非常用低圧母線＞
非常用 MCC
緊急用電源切替箱断路器＜いずれも原子炉建屋内の原子炉区域 ＜コントロール建屋地上 2 階＞
外地下 1 階及びコントロール建屋地下 緊急用電源切替箱接続装置
1 階＞＜原子炉建屋内の原子炉区域外地
下 1 階（6 号炉）＞
＜原子炉建屋内の原子炉区域外地
下 1 階及び地上 2 階（7 号炉）＞
AM 用動力変圧器＜原子炉建屋内の原子炉区域外地
上 4 階（6 号炉）＞
＜原子炉建屋内の原子炉区域外地
上 3 階（7 号炉）＞
AM 用 MCC＜原子炉建屋内の原子炉区域外地
上 4 階＞
電路 非常用ディーゼル発電機
電源車～非常用高圧母線電路～非常用高圧母線 C 系及び D 系
電路
電源車～AM 用 MCC 電路
第一ガスタービン発電機～非常用高圧母線 C 系及び D 系
電路
第一ガスタービン発電機～AM 用 MCC 電路
電 源 非常用高圧母線 C 系
非常用高圧母線 C 系
供 給 非常用高圧母線 D 系
非常用高圧母線 D 系
先
非常用高圧母線 E 系＜いずれも原子炉建屋内の原子炉＜いずれも原子炉建屋内の原子炉区域 区域外地下 1 階＞
外地下 1 階＞
AM 用 MCC＜原子炉建屋内の原子炉区域外地
上 4 階＞
操 作 中央制御室及びAM 用操作盤
盤
中央制御室外原子炉停止装置の操作盤

添 3.14-219

3.14.2.6.6
3.14.2.6.6.1

その他設備
荒浜側緊急用高圧母線

3.14.2.6.6.1.1 設備概要
第二ガスタービン発電機から非常用高圧母線への電源供給ラインの多重化を図るため，荒浜側緊急用高圧母線を設ける。荒浜側緊急用高圧母線は第二ガスタービ
ン発電機から電源供給可能とする。第二ガスタービン発電機から荒浜側緊急用高圧
母線を経由し，緊急用電源切替箱断路器に至る電路は，洞道を経由する電路としており，ケーブルトラフ及び多孔管を用いる屋外電路と位置的分散を図っている。な
お，本設備は事業者の自主的な取り組みで設置するものである。
（57-12）
3.14.2.6.6.2

大湊側緊急用高圧母線

3.14.2.6.6.2.1 設備概要
第二ガスタービン発電機から非常用高圧母線への電源供給ラインの多重化を図るため，大湊側緊急用高圧母線を設ける。大湊側緊急用高圧母線は第二ガスタービ
ン発電機から電源供給可能とする。第二ガスタービン発電機から大湊側緊急用高圧
母線を経由し，緊急用電源切替箱接続装置に至る屋外電路は，ケーブルトラフ及び多孔管を用いた敷設としており，洞道を経由する電路と位置的分散を図っている。
なお，本設備は事業者の自主的な取り組みで設置するものである。

添 3.14-220

3.14.3
3.14.3.1

重大事故等対処設備（設計基準拡張）
非常用交流電源設備

3.14.3.1.1 設備概要
非常用交流電源設備は，外部電源が喪失した場合，非常用所内電気設備に電源を供給することにより，重大事故等が発生した場合において炉心の著しい損傷，原子炉格納容器の破損，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷及び運転停止中原
子炉内燃料体の著しい損傷を防止することを目的として設置するものである。
本系統はディーゼルエンジン及び発電機を搭載した「非常用ディーゼル発電機」，
非常用ディーゼル発電機の燃料を保管する「軽油タンク」，非常用ディーゼル発電機近傍で燃料を保管する「燃料ディタンク」，軽油タンクから燃料ディタンクまで燃料を移送する「燃料移送ポンプ」，電源供給先である「非常用高圧母線」で構成する。
非常用ディーゼル発電機は非常用高圧母線の電源喪失を検出し，自動起動することで非常用高圧母線に電源を供給する。非常用ディーゼル発電機の燃料は軽油タン
クから燃料ディタンクに燃料移送ポンプを用いて自動で供給され，燃料ディタンクから自重で非常用ディーゼル発電機に供給される。
非常用交流電源設備は，重大事故等時に ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能），
ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能），ほう酸水注入系，高圧
炉心注水系，代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能），低圧代替注水系（常設），
低圧代替注水系（可搬型），残留熱除去系（低圧注水モード），残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード），原子炉補機冷却系，代替格納容器スプレイ冷却系（常設），
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型），残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード），残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード），計装設備
及び非常用ガス処理系へ電力を供給できる設計とする。
本系統全体の概要図を図 3.14-39 に，非常用ディーゼル発電機燃料供給系統の概要図を図 3.14-40 に示す。また，本系統に属する設備のうち，重大事故等対処設備（設計基準拡張）一覧を表 3.14-138 に示す。
本系統は設計基準対象施設であるとともに，想定される重大事故等時においてその機能を考慮するため，重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置付ける。

添 3.14-221非常用高圧母線 6C

非常用高圧母線 6E

非常用高圧母線 6D：重大事故等対処設備（設計基準拡張）

非常用低圧母線
6C-1

図 3.14-39

残
留
熱
除
去
系
ポ
ン
プ
6
A

D/G

非常用低圧母線
6C-2

原
子
炉
補
機
冷
却
海
水
ポ
ン
プ
6
A

（6A）

非常用低圧母線
6D-1

原
子
炉
補
機
冷
却
海
水
ポ
ン
プ
6
D

残
留
熱
除
去
系
ポ
ン
プ
6
B

高
圧
炉
心
注
水
系
ポ
ン
プ
6
B

D/G

（6B）
非常用低圧母線
6D-2

添 3.14-222

非常用交流電源設備 系統概要図

原
子
炉
補
機
冷
却
海
水
ポ
ン
プ
6
B

非常用低圧母線
6E-1

原
子
炉
補
機
冷
却
海
水
ポ
ン
プ
6
E

残
留
熱
除
去
系
ポ
ン
プ
6
C

高
圧
炉
心
注
水
系
ポ
ン
プ
6
C

D/G

非常用低圧母線
6E-2

原
子
炉
補
機
冷
却
海
水
ポ
ン
プ
6
C

（6C）

原
子
炉
補
機
冷
却
海
水
ポ
ン
プ
6
F

（凡 例）
断路器
遮断器
動力変圧器

【区分Ⅰ】

【区分Ⅱ】

【区分Ⅲ】
6 号 炉

非常用高圧母線 7D

非常用高圧母線 7C

非常用高圧母線 7E：重大事故等対処設備（設計基準拡張）

非常用低圧母線
7C-1

残
留
熱
除
去
系
ポ
ン
プ
7
A

D/G

非常用低圧母線
7C-2

原
子
炉
補
機
冷
却
海
水
ポ
ン
プ
7
A

（7A）

非常用低圧母線
7D-1

原
子
炉
補
機
冷
却
海
水
ポ
ン
プ
7
D

残
留
熱
除
去
系
ポ
ン
プ
7
B

高
圧
炉
心
注
水
系
ポ
ン
プ
7
B

D/G

非常用低圧母線
7D-2

原
子
炉
補
機
冷
却
海
水
ポ
ン
プ
7
B

（7B）

非常用低圧母線
7E-1

原
子
炉
補
機
冷
却
海
水
ポ
ン
プ
7
E

残
留
熱
除
去
系
ポ
ン
プ
7
C

高
圧
炉
心
注
水
系
ポ
ン
プ
7
C

D/G

非常用低圧母線
7E-2

原
子
炉
補
機
冷
却
海
水
ポ
ン
プ
7
C

（7C）

原
子
炉
補
機
冷
却
海
水
ポ
ン
プ
7
F

（凡 例）
断路器
遮断器
動力変圧器

【区分Ⅰ】

【区分Ⅱ】

【区分Ⅲ】
7 号 炉

D/G:非常用ディーゼル発電機

図 3.14-40（550kL）
添 3.14-223

非常用ディーゼル発電機燃料供給系統（550kL）

系統概要図

表 3.14-138

非常用交流電源設備に関する重大事故等対処設備（設計基準拡張）
一覧
設備区分
設備名
主要設備
非常用ディーゼル発電機【常設】燃料移送ポンプ【常設】軽油タンク【常設】燃料ディタンク【常設】
附属設備
－
燃料流路
非常用ディーゼル発電機燃料移送系配管・弁【常設】電路
非常用ディーゼル発電機～非常用高圧母線電路【常設】※1
計装設備（補助）
M/C C 電圧【常設】M/C D 電圧【常設】M/C E 電圧【常設】※1：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いる補助パラ
メータ

添 3.14-224

3.14.3.1.2 主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
(1)非常用ディーゼル発電機
エンジン
台数
：3
出力
：約 5,000kW/台（連続）起動時間：約 13 秒
使用燃料
：軽油
発電機
台数
：3
種類
：横軸回転界磁 3 相同期発電機
容量：約 6,250kVA/台
力率
：0.8
電圧
：6.9kV
周波数
：50Hz
取付箇所
：原子炉建屋内の原子炉区域外地上 1 階(2)燃料移送ポンプ
種類：スクリュー式
容量：約 4.0m3/h
吐出圧：約 0.49MPa
最高使用圧力：約 0.98MPa
最高使用温度：66℃
個数
：3
取付箇所
：原子炉建屋東側の屋外
出力：約 2.2kW(3)軽油タンク種類：たて置円筒形
容量：約 550kL/基
最高使用圧力：静水頭
最高使用温度：66℃
個数
：2
取付箇所
：屋外（原子炉建屋東側）(4)燃料ディタンク
種類：たて置円筒形
容量：約 18m3/個
最高使用圧力：静水頭
最高使用温度：50℃
個数
：3
取付箇所
：原子炉建屋内の原子炉区域外地上 3 階

添 3.14-225

3.14.3.1.3 設置許可基準規則第 43 条への適合状況
非常用交流電源設備については，設計基準事故対処設備として使用する場合と同様の系統構成で重大事故等においても重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用するため，他の施設に悪影響を及ぼさない設計とする。
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
非常用交流電源設備の，非常用ディーゼル発電機，燃料ディタンク，軽油タンク及び燃料移送ポンプは，設計基準事故時に使用する場合の容量が，重大事故等の収束に必要な容量に対して十分であることから，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。

非常用交流電源設備については，想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものとする。
(1)非常用ディーゼル発電機
非常用交流電源設備の非常用ディーゼル発電機については，原子炉建屋内の原子炉区域外に設置される設備であることから，想定される重大事故等が発生した場合における原子炉建屋内の原子炉区域外の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，表 3.14-139 に示す設計とする。
表 3.14-139 想定する環境条件及び荷重条件（非常用ディーゼル発電機）
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・放 原子炉建屋内の原子炉区域外で想定される温度，圧力，
射線
湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による影響 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
海水を通水する系統へ 海水を通水することはない。
の影響
地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する。（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）風（台風）・積雪
原子炉建屋内の原子炉区域外に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

添 3.14-226

(2)燃料移送ポンプ
非常用交流電源設備の燃料移送ポンプについては，常設で屋外に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，屋外の環境条件を考慮し，以下の表 3.14-140 に示す設計とする。
表 3.14-140 想定する環境条件及び荷重条件（燃料移送ポンプ）
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・ 屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えら放射線れる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による 降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対策及影響
び凍結対策を行える設計とする。
海水を通水する系 海水を通水することはない。
統への影響
地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する。
（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）
風（台風）・積雪
屋外で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないこと
を応力評価により確認する。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。
(3)軽油タンク
非常用交流電源設備の軽油タンクについては，常設で屋外に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，屋外の環境条
件を考慮し，以下の表 3.14-141 に示す設計とする。
表 3.14-141 想定する環境条件及び荷重条件（軽油タンク）
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・ 屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えら放射線れる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による 降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対策及影響
び凍結対策を行える設計とする。
海水を通水する系 海水を通水することはない。
統への影響
地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する。
（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）
風（台風）・積雪
屋外で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないこと
を応力評価により確認する。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

添 3.14-227

(4)燃料ディタンク
非常用交流電源設備の燃料ディタンクについては，原子炉建屋内の原子炉区域外に設置される設備であることから，想定される重大事故等が発生した場合における原
子炉建屋内の原子炉区域外の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，表 3.14-142 に示す設計とする。
表 3.14-142
環境条件等
温度・圧力・湿度・放射線
屋外の天候による影響
海水を通水する系統への影響
地震

風（台風）・積雪
電磁的障害

想定する環境条件及び荷重条件（燃料ディタンク）対応
原子炉建屋内の原子炉区域外で想定される温度，圧力，
湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
海水を通水することはない。
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する。（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）原子炉建屋内の原子炉区域外に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

また，燃料移送ポンプ，軽油タンク及び燃料ディタンクは操作不要，非常用ディー
ゼル発電機は中央制御室にて操作可能な設計とする。
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
非常用交流電源設備については，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等においても使用する設計とする。また，非常用ディーゼル発電機は，中央制御室の操作スイッチにより操作が可能な設計とする。
非常用ディーゼル発電機は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び外観の確認が可能な設計とする。また，発電用原子炉の停止中に分解が可能な設計とする。
燃料ディタンクは，発電用原子炉の運転中又は停止中に漏えいの有無の確認が可能な設計とする。また，発電用原子炉の運転中又は停止中に内部の確認及び弁の開閉動
作の確認が可能な設計とする。
軽油タンクは，発電用原子炉の運転中又は停止中に漏えいの有無の確認が可能な設計とする。また，発電用原子炉の運転中又は停止中に内部の確認及び弁の開閉動作の確認が可能な設計とする。
燃料移送ポンプは，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び漏えいの有
無の確認が可能な設計とする。
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

添 3.14-228

3.14.3.2

非常用直流電源設備

3.14.3.2.1 設備概要
非常用直流電源設備は，全交流動力電源が喪失した場合，直流電源が必要な設備に電源を供給することにより，重大事故等が発生した場合において炉心の著しい損
傷，原子炉格納容器の破損，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷及び運転
停止中原子炉内燃料体の著しい損傷を防止することを目的として設置するものである。
本系統は全交流動力電源喪失時に直流電源が必要な設備に電源供給する「直流125V 蓄電池 A」，「直流 125V 蓄電池 A-2」，「直流 125V 蓄電池 B」，「直流 125V 蓄電池
C」及び「直流 125V 蓄電池 D」，交流電源復旧後に直流設備に電源供給する「直流125V 充電器 A」，「直流 125V 充電器 A-2」，「直流 125V 充電器 B」，「直流 125V 充電器
C」及び「直流 125V 充電器 D」で構成する。なお，「直流 125V 蓄電池 A」，「直流 125V
蓄電池 A-2」，「直流 125V 蓄電池 B」，「直流 125V 蓄電池 C」及び「直流 125V 蓄電池
D」をまとめて「蓄電池（非常用）」という。
本系統は，全交流動力電源喪失直後に直流 125V 蓄電池 A，B，C 及び D から重大事故等対処設備（設計基準拡張）に電源供給を行い，直流 125V 蓄電池 A-2 は待機状態にある。全交流動力電源喪失から 1 時間を経過した時点で，直流 125V 蓄電池
B，C 及び D の不要な負荷の切り離しを行う。全交流動力電源喪失から 8 時間を経過した時点で，直流 125V 蓄電池 A の一部負荷の電源を直流 125V 蓄電池 A-2 に切り替えるとともに，不要な負荷の切り離しを行う。その後，運転継続することにより全交流動力電源喪失から 12 時間必要な負荷に電源供給することが可能である。
本系統全体の概要図を図 3.14-41～44 に，本系統に属する設備のうち，重大事故等対処設備（設計基準拡張）を表 3.14-143 に示す。
本系統は設計基準対象施設であるとともに，想定される重大事故等時においてその機能を期待するため，重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置付ける。

添 3.14-229

重大事故等対処設備（設計基準拡張）
AM用MCC（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線

充電器

直流125V
蓄電池D

充
電
器

充
電
器

充
電
器

充
電
器

（区分Ⅰ）
480V母線

直流125V
蓄電池C

直流125V
蓄電池B

充
電
器

充
電
器

（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅲ）
480V母線（区分Ⅲ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線

直流125V
蓄電池Ａ

直流125V
蓄電池A-2AM用直流
125V蓄電池

充
電
器

（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線充電器

図 3.14-41※（区分Ⅰ）

AM用直流125V主母線盤（区分Ⅰ）

直流125V主母線盤A※（6 号炉）
非常用直流電源設備
添 3.14-230

125V DC分電盤

125V DC分電盤
格
納
容
器
圧
力
逃
が
し
装
置

系統概要図

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系
（
電
動
機
）

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

直流125V主母線盤D

直流125V主母線盤C

直流125V主母線盤B
直流母線（分電盤側）

直流母線（MCC側）

高
圧
代
替
注
水
系

（区分Ⅳ）

（区分Ⅲ）

（区分Ⅱ）

計
測
装
置

逃
が
し
安
全
弁

逃
が
し
安
全
弁
（
自
動
減
圧
機
能
付
き
）

非
常
用
照
明

バ
イ
タ
ル
交
流
電
源
Ａ

Ｄ
／
Ｇ
系
Ａ

遮
断
器
操
作
回
路

非
常
用
ガ
ス
処
理
系
Ａ

残
留
熱
除
去
系
Ａ

125V DC分電盤

125V DC分電盤
バ
イ
タ
ル
交
流
電
源
Ｂ

Ｄ
／
Ｇ
系
Ｂ

遮
断
器
操
作
回
路

非
常
用
ガ
ス
処
理
系
Ｂ

残
留
熱
除
去
系
Ｂ

逃
が
し
安
全
弁

逃
が
し
安
全
弁
（
自
動
減
圧
機
能
付
き
）

非
常
用
照
明

高
圧
炉
心
注
水
系
Ｂ

原
子
炉
緊
急
停
止
系
作
動
回
路

タ
ー
ビ
ン
制
御
系

バ
イ
タ
ル
交
流
電
源
Ｃ

Ｄ
／
Ｇ
系
Ｃ

遮
断
器
操
作
回
路

残
留
熱
除
去
系
Ｃ

非
常
用
照
明

高
圧
炉
心
注
水
系
Ｃ

原
子
炉
緊
急
停
止
系
作
動
回
路

バ
イ
タ
ル
交
流
電
源
Ｄ

（凡例）
ＭＣＣＢ

蓄電池

重大事故等対処設備（設計基準拡張）（区分Ⅰ）
480V母線

AM用MCC（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線図 3.14-42

充
電
器

（区分Ⅰ）
480V母線

直流125V
蓄電池D

直流125V
蓄電池C

直流125V
蓄電池B

充
電
器

充
電
器

充
電
器

充
電
器

充
電
器

充
電
器

（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅲ）
480V母線（区分Ⅲ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線

直流125V
蓄電池Ａ

直流125V
蓄電池A-2AM用直流
125V蓄電池
充
電
器

（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線（区分Ⅰ）
480V母線

充電
器※（7 号炉）
非常用直流電源設備 系統概要図
添 3.14-231※

125V DC分電盤

125V DC分電盤

高
圧
代
替
注
水
系

格
納
容
器
圧
力
逃
が
し
装
置

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系
（
電
動
機
）

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

計
測
装
置

逃
が
し
安
全
弁

逃
が
し
安
全
弁
（
自
動
減
圧
機
能
付
き
）

非
常
用
照
明

バ
イ
タ
ル
交
流
電
源
Ａ

Ｄ
／
Ｇ
系
Ａ

遮
断
器
操
作
回
路

非
常
用
ガ
ス
処
理
系
Ａ

残
留
熱
除
去
系
Ａ

直流125V主母線盤D

直流125V主母線盤C

直流125V主母線盤B

直流125V主母線盤A

直流母線

125V DC分電盤

125V DC分電盤
バ
イ
タ
ル
交
流
電
源
Ｂ

Ｄ
／
Ｇ
系
Ｂ

遮
断
器
操
作
回
路

（区分Ⅳ）

（区分Ⅲ）

（区分Ⅱ）

（区分Ⅰ）

（区分Ⅰ）

非
常
用
ガ
ス
処
理
系
Ｂ

残
留
熱
除
去
系
Ｂ

逃
が
し
安
全
弁
（
自
動
減
圧
機
能
付
き
）

非
常
用
照
明

高
圧
炉
心
注
水
系
Ｂ

原
子
炉
緊
急
停
止
系
作
動
回
路

タ
ー
ビ
ン
制
御
系

バ
イ
タ
ル
交
流
電
源
Ｃ

Ｄ
／
Ｇ
系
Ｃ

遮
断
器
操
作
回
路

残
留
熱
除
去
系
Ｃ

非
常
用
照
明

高
圧
炉
心
注
水
系
Ｃ

原
子
炉
緊
急
停
止
系
作
動
回
路

バ
イ
タ
ル
交
流
電
源
Ｄ

（凡例）
ＭＣＣＢ

蓄電池

（区分Ⅰ）
125VDC480VMCC

480VMCC（区分Ⅱ）
480VMCC

125VDC480VMCC

DC-AC

（区分Ⅲ）

480VMCC

図 3.14-43

120V(6 号炉)
計測制御用電源設備

添 3.14-232

プ
ロ
セ
ス
放
射
線
モ
ニ
タ

480VMCC

隔
離
弁
制
御
系

480VMCC

120Vバイタル母線B

タ
ー
ビ
ン
制
御
系

系統概要図

（区分Ⅰ）
480VMCC

プ
ロ
セ
ス
放
射
線
モ
ニ
タ

120V

（区分Ⅱ）
480VMCC

プ
ロ
セ
ス
計
装

隔
離
弁
制
御
系

（区分Ⅰ）

125VDC480VMCC

原
子
炉
緊
急
停
止
系
作
動
回
路
Ⅱ

起
動
領
域
中
性
子
計
装

480VMCC

DC-AC

120Vバイタル母線C

120V

計測母線B

プ
ロ
セ
ス
計
装

（区分Ⅳ）
480VMCC

DC-AC

計測母線A

原
子
炉
緊
急
停
止
系
作
動
回
路
Ⅰ

125VDC

DC-AC

120Vバイタル母線A

起
動
領
域
中
性
子
計
装

480VMCC

120Vバイタル母線D

計測母線C

プ
ロ
セ
ス
計
装

起
動
領
域
中
性
子
計
装

（区分Ⅰ）
480VMCC

原
子
炉
緊
急
停
止
系
作
動
回
路
Ⅲ

（区分Ⅱ）
480VMCC

120V

120V

計測母線

計測母線

プ
ロ
セ
ス
計
装

プ
ロ
セ
ス
放
射
線
モ
ニ
タ

隔
離
弁
制
御
系

プ
ロ
セ
ス
計
装

プ
ロ
セ
ス
放
射
線
モ
ニ
タ

隔
離
弁
制
御
系

原
子
炉
緊
急
停
止
系
作
動
回
路
Ⅳ

起
動
領
域
中
性
子
計
装

（区分Ⅰ）
125VDC480VMCC

480VMCC（区分Ⅱ）
480VMCC

125VDC480VMCC

DC-AC

（区分Ⅲ）

480VMCC

図 3.14-44

120V(7 号炉)
計測制御用電源設備

添 3.14-233

プ
ロ
セ
ス
放
射
線
モ
ニ
タ

480VMCC

隔
離
弁
制
御
系

480VMCC

120Vバイタル母線B

タ
ー
ビ
ン
制
御
系

系統概要図

（区分Ⅰ）
480VMCC

プ
ロ
セ
ス
放
射
線
モ
ニ
タ

120V

（区分Ⅱ）
480VMCC

プ
ロ
セ
ス
計
装

隔
離
弁
制
御
系

（区分Ⅰ）

125VDC480VMCC

原
子
炉
緊
急
停
止
系
作
動
回
路
Ⅱ

起
動
領
域
中
性
子
計
装

480VMCC

DC-AC

120Vバイタル母線C

120V

計測母線B

プ
ロ
セ
ス
計
装

（区分Ⅳ）
480VMCC

DC-AC

計測母線A

原
子
炉
緊
急
停
止
系
作
動
回
路
Ⅰ

125VDC

DC-AC

120Vバイタル母線A

起
動
領
域
中
性
子
計
装

480VMCC

120Vバイタル母線D

計測母線C

プ
ロ
セ
ス
計
装

起
動
領
域
中
性
子
計
装

（区分Ⅰ）
480VMCC

原
子
炉
緊
急
停
止
系
作
動
回
路
Ⅲ

（区分Ⅱ）
480VMCC

120V

120V

計測母線

計測母線

プ
ロ
セ
ス
計
装

プ
ロ
セ
ス
放
射
線
モ
ニ
タ

隔
離
弁
制
御
系

プ
ロ
セ
ス
計
装

プ
ロ
セ
ス
放
射
線
モ
ニ
タ

隔
離
弁
制
御
系

原
子
炉
緊
急
停
止
系
作
動
回
路
Ⅳ

起
動
領
域
中
性
子
計
装

表 3.14-143
設備区分
主要設備

非常用直流電源設備に関する重大事故等対処設備一覧
設備名
直流 125V 蓄電池 A【常設】直流 125V 蓄電池 A-2【常設】直流 125V 蓄電池 B【常設】直流 125V 蓄電池 C【常設】直流 125V 蓄電池 D【常設】直流 125V 充電器 A【常設】直流 125V 充電器 A-2【常設】直流 125V 充電器 B【常設】直流 125V 充電器 C【常設】直流 125V 充電器 D【常設】
附属設備
－
燃料流路
－
電路
直流 125V 蓄電池及び充電器 A～直流母線電路【常設】直流 125V 蓄電池及び充電器 A-2～直流母線電路【常設】直流 125V 蓄電池及び充電器 B～直流母線電路【常設】直流 125V 蓄電池及び充電器 C～直流母線電路【常設】直流 125V 蓄電池及び充電器 D～直流母線電路【常設】※1
計装設備（補助）
M/C C 電圧【常設】M/C D 電圧【常設】M/C E 電圧【常設】※1：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いる補助パラ
メータ

添 3.14-234

3.14.3.2.2 主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
(1)直流 125V 蓄電池 A
個数
：1
電圧
：125V
容量
：約 6,000Ah
取付箇所 ：コントロール建屋地下中 2 階(2)直流 125V 蓄電池 A-2
個数
：1
電圧
：125V
容量
：約 4,000Ah
取付箇所 ：コントロール建屋地下 1 階(3)直流 125V 蓄電池 B
個数
：1
電圧
：125V
容量
：約 3,000Ah
取付箇所 ：コントロール建屋地下 1 階(4)直流 125V 蓄電池 C
個数
：1
電圧
：125V
容量
：約 3,000Ah
取付箇所 ：コントロール建屋地下 1 階(5)直流 125V 蓄電池 D
個数
：1
電圧
：125V
容量
：約 2,200Ah
取付箇所 ：コントロール建屋地下 1 階(6)直流 125V 充電器 A
個数
：1
電圧
：125V
容量
：約 700A
取付箇所 ：コントロール建屋地下 1 階(7)直流 125V 充電器 A-2
個数
：1
電圧
：125V
容量
：約 400A
取付箇所 ：コントロール建屋地下 1 階
添 3.14-235

(8)直流 125V 充電器 B
個数
：1
電圧
：125V
容量
：約 700A
取付箇所 ：コントロール建屋地下 1 階(9)直流 125V 充電器 C
個数
：1
電圧
：125V
容量
：約 700A
取付箇所 ：コントロール建屋地下 1 階(10)直流 125V 充電器 D
個数
：1
電圧
：125V
容量
：約 400A
取付箇所 ：コントロール建屋地下 1 階

添 3.14-236

3.14.3.2.3 設置許可基準規則第 43 条への適合状況
非常用直流電源設備については，設計基準事故対処設備として使用する場合と同様の系統構成で重大事故等においても使用するため，他の施設に悪影響を及ぼさない設計とする。
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
非常用直流電源設備については，設計基準事故時の直流電源供給機能を兼用しており，設計基準事故時に使用する場合の容量が，重大事故等の収束に必要な容量に対して十分であることから，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
非常用直流電源設備については，コントロール建屋に設置される設備であることか
ら，想定される重大事故等が発生した場合におけるコントロール建屋の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，表 3.14-144 に示す設計とする。
表 3.14-144
環境条件等
温度・圧力・湿度・放射線
屋外の天候による影響
海水を通水する系統への影響
地震

風（台風）・積雪
電磁的障害

想定する環境条件及び荷重条件
対応
コントロール建屋で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
海水を通水することはない。
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する。（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）コントロール建屋に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

また，非常用直流電源設備は操作不要である。
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」，「2.3.4示す。

添 3.14-237

操作性及び試験・検査性」に

非常用直流電源設備については，設計基準事故対処設備として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等においても重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用す
る設計とする。また，直流 125V 蓄電池 A,A-2,B，C 及び D については，発電用原子炉の運転中に定例試験及び簡易点検を，また運転中又は停止中に機能・性能検査を可能な設計とする。また，直流 125V 充電器 A,A-2,B，C 及び D については，発電用原子炉の運転中又は停止中に定例試験，外観構造検査及び機能・性能検査を可能な設計とする。
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

添 3.14-238

3.14.3.3

燃料補給設備3.14.3.3.1 設備概要
燃料補給設備は，重大事故等発生時に重大事故等対処設備で使用する軽油が，枯渇をすることを防止するため，補機駆動用の軽油を補給することを目的として使用する。
本設備はタンクローリ（4kL），流路である軽油タンク出口ノズル及びホースから構成される。
可搬型代替注水ポンプ（A-1 級），可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），大容量送水車（熱交換器ユニット用），大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），大容量送水車（海水取水用），モニタリング・ポスト用発電機及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備は，軽油タンクからタンクローリ（4kL）を用いて燃料を補給できる設計とする。
軽油タンクからタンクローリ（4kL）への軽油の補給は，ホースを用いる設計とする。
本設備に関する重大事故等対処設備を表 3.14-145 に,本設備全体の概要図を図3.14-45 に示す。

添 3.14-239

図 3.14-45

燃料補給設備系統概要図

添 3.14-240

軽油タンク

仮設ホース

タンクローリ(4kL)

タンクローリ(4kL)

車載ポンプ

車載ポンプ

重大事故等対処設備への補給

防
油
堤

仮設ホース

タンクローリ(4kL)への補給

表 3.14-145 燃料補給設備に関する重大事故等対処設備一覧
設備区分
設備名
主要設備
軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
附属設備
燃料源
燃料流路

－
－
軽油タンク出口ノズル・弁【常設】ホース【可搬】
燃料補給先 タンクローリ（4kL）
可搬型代替注水ポンプ（A-1 級）【可搬】
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）【可搬】
大容量送水車【可搬】
モニタリング・ポスト用発電機【常設】5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備【可搬】
電路－

添 3.14-241

3.14.3.3.2 主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
(1)軽油タンク(6 号及び 7 号炉共用)
種類：たて置円筒形
容量：約 550kL/基
最高使用圧力 ：静水頭
最高使用温度 ：66℃
個数
：1（予備 3）
取付箇所
：屋外（6 号及び 7 号炉原子炉建屋東側）(2)タンクローリ（4kL）(6 号及び 7 号炉共用)
容量：約 4.0kL/台
最高使用圧力 ：24kPa[gage]
最高使用温度 ：40℃
個数
：3（予備 1）
設置場所
：屋外
保管場所
：荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所並びに 5 号
炉東側第二保管場所

添 3.14-242

3.14.3.3.3 燃料補給設備の独立性，位置的分散
燃料補給設備は，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備と共通要因によって同時にその機能が損なわれることがないよう，表 3.14-146 で示すとおり位置
的分散を図った設計とする。
燃料補給設備は，表 3.14-147 で示すとおり地震，津波，火災及び溢水により同時に故障することを防止するため，非常用交流電源設備との独立性を確保する設計とする。
表 3.14-146 位置的分散
設計基準事故対処設備 常設重大事故防止設備
可搬型重大事故防止設備
非常用交流電源設備
常設代替交流電源設備
燃料補給設備
燃料 軽油タンク
軽油タンク
軽油タンク
源
＜原子炉建屋東側軽油 ＜原子炉建屋東側軽油タン ＜原子炉建屋東側軽タンク設置場所＞
ク設置場所＞
油タンク設置場所＞
燃料ディタンク
第一ガスタービン発電機用＜原子炉建屋内の原子 燃料タンク
炉区域外地上 3 階＞
＜7 号炉タービン建屋南側
設置場所＞
燃料 燃料移送ポンプ
第一ガスタービン発電機用
流路 ＜原子炉建屋東側軽油 燃料移送ポンプ
タンク設置場所＞＜7 号炉タービン建屋南側
設置場所＞

添 3.14-243

タンクローリ（4kL）＜荒浜側高台保管場
所及び大湊側高台保
管場所並びに 5 号炉
東側第二保管場所＞

項目
共
通
要
因
故
障

地
震

津
波

火
災

溢
水

表 3.14-147 設計基準事故対処設備との独立性
設計基準事故対処設備
重大事故等対処設備
非常用交流電源設備
燃料補給設備設計基準事故対処設備の非常用交流電源設備は耐震 S クラス設計とし，重大事故防止設備である燃料補給設備は基準地震動 Ss で機能維持できる設計とすることで，基準地震動 Ss が共通要因となり故障することのない設計とする。
設計基準事故対処設備を設置する各設置場所（燃料ディタンク：原子炉建
屋内の原子炉区域外地上 3 階，燃料移送ポンプ：原子炉建屋東側軽油タン
クエリアの屋外と，重大事故防止設備を保管する各保管場所（タンクロー
リ（4kL）：荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所並びに 5 号炉東側
第二保管場所，タンクローリ（16kL）：荒浜側高台保管場所及び大湊側高台
保管場所）は，ともに津波が到達しない位置とすることで，津波が共通要因となり故障することのない設計とする。
設計基準事故対処設備の非常用交流電源設備と，重大事故等対処設備である燃料補給設備は，火災が共通要因となり故障することのない設計とする（「共-7 重大事故等対処設備の内部火災に対する防護方針について」に示す）。
設計基準事故対処設備の非常用交流電源設備と，重大事故等対処設備である燃料補給設備は，溢水が共通要因となり故障することのない設計とする（「共-8 重大事故等対処設備の内部溢水に対する防護方針について」に示す）。

添 3.14-244

3.14.3.3.4
3.14.3.3.4.1

設置許可基準規則第 43 条への適合方針
設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
燃料補給設備の軽油タンクは，常設で屋外に設置する設備であることから，想定される重大事故等時における,その機能を有効に発揮することができるよう,以下の表 3.14-148 に示す設計とする。
燃料補給設備のタンクローリ（4kL）は，重大事故等時に屋外に設置する設備であることから，想定される重大事故等時における,その機能を有効に発揮することができるよう,以下の表 3.14-149 に示す設計とする。
タンクローリ（4kL）の操作は，タンクローリ（4kL）に付属の操作ハンドルにより，想定される重大事故等時において設置場所から可能な設計とする。風（台風）による荷重については，転倒しないことの確認を行っているが，詳細評価に
より転倒する結果となった場合は，転倒防止措置を講じる。積雪の影響について
は，適切に除雪する運用とする。
また，降水及び凍結により機能を損なうことのないよう，防水対策が取られたタンクローリ（4kL）を使用し，凍結のおそれがある場合は暖気運転を行い凍結対策とする。
（57-2,57-3）

添 3.14-245

表 3.14-148 想定する環境条件及び荷重条件（軽油タンク）
環境条件等
対応
温度・圧力・ 屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性
湿度・放射 能を確認した機器を使用する。
線
屋外の天候 降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対策及び凍結による影響 対策を行える設計とする。
海水を通水 海水を通水することはない。
する系統へ
の影響
地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）。
風（台風）・ 屋外で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないことを応力評
積雪価により確認する。
電磁的障害 重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。
表 3.14-149 想定する環境条件及び荷重条件（タンクローリ（4kL））
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・ 屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件に耐えられ
放射線る性能を確認した機器を使用する。
屋 外 の 天 候 に よ 降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対策及びる影響
凍結対策を行える設計とする。
海 水 を 通 水 す る 海水を通水することはない。
系統への影響地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認し，治具や輪留め等により転倒防止対策を行う。
風（台風）・積雪 屋外で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないことを応力評価により確認する。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

添 3.14-246

(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

燃料補給設備を運転する場合は，タンクローリ（4kL）の配備及び軽油タンク
へのホースの接続を行い，軽油の抜き取りを実施した後，タンクローリ（4kL）を可搬型代替注水ポンプ（A-1 級），可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），大容量送水車（熱交換器ユニット用），大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），大容量送水車（海水取水用），モニタリング・ポスト用発電機及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備の近傍に移動及びホース接続を行い，タンクローリ（4kL）を起動することで燃料の補給を行う。以上のことから，燃料補給設備の操作に必要な機器及び操作に必要な弁，ホースを表 3.14-150 に示す。
軽油タンクの軽油タンク出口弁については，屋外の場所から手動操作で弁を開閉することが可能な設計とする。
また，タンクローリ（4kL）については，付属の操作ハンドルからのハンドル操作で起動する設計とする。タンクローリ（4kL）は付属の操作ハンドルを操作するにあたり，運転員のアクセス性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，それぞれの操作対象については銘板をつけることで識別可能とし，運転員の操
作・監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。
タンクローリ（4kL）は，接続口まで屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。
ホースの接続に当たっては，特殊な工具，及び技量は必要とせず，専用の接続方式である専用金具にすることにより，確実に接続可能な設計とする。
表 3.14-150 に操作対象機器の操作場所を示す。
（57-2,57-3）

機器名称
タンクローリ（4kL）
軽油タンク出口弁
ホース

表 3.14-150 操作対象機器
状態の変化 操作場所
起動・停止 屋外
弁閉→弁開 屋外
ホース接続 屋外

添 3.14-247

操作方法
ハンドル操作
手動操作
人力接続

(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

燃料補給設備の軽油タンクは，表 3.14-151 に示すように発電用原子炉の運転中及び停止中に外観検査が可能な設計とする。軽油タンク内面の確認として，
目視により性能に影響を及ぼすおそれのある傷，割れ等がないことが確認可能な設計とする。具体的にはタンク上部のマンホールが開放可能であり，内面の点検が可能な設計とする。軽油タンクの漏えい検査が実施可能な設計とする。
具体的には漏えい検査が可能な隔離弁を設ける設計とする。軽油タンクの定例試験として油面レベルの確認が可能な計器を設ける設計とする。
燃料補給設備のタンクローリ（4kL）は，表 3.14-152 に示すように発電用原子炉の運転中又は停止中に外観検査及び機能・性能の確認が可能な設計とする。
タンクローリ（4kL）は油量，漏えいの確認が可能なように油面計又は検尺口を設け，かつ，内部の確認が可能なようにマンホールを設ける設計とする。さらに，タンクローリ（4kL）は車両として運転状態の確認及び外観の確認が可能な設計とする。タンクローリ（4kL）付ポンプは，通常系統にて機能・性能確認ができる設計とし，分解が可能な設計とする。
ホースの外観検査として，機能・性能に影響を及ぼすおそれのある亀裂，腐食等がないことの確認を行うことが可能な設計とする。
（57-4）

添 3.14-248

表 3.14-151 軽油タンクの試験及び検査
発電用原子炉の
項目
内容
状態
運転中
外観検査
軽油タンクの油面レベルの確認
停止中
外観検査
軽油タンクの外観
軽油タンク内面の状態を試験及び目視により確認
漏えいの有無の確認
表 3.14-152 タンクローリ（4kL）の試験及び検査
発電用原子炉の
項目
内容
状態
運転中
タンク，ホース外観の確認及びタンク又は
外観検査
内面の状態を目視により確認
停止中
漏えいの有無の確認
機能・性能試験
車両検査

タンクの漏えい確認
タンクローリ（4kL）の車両としての運
転状態の確認(4) 切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

燃料補給設備のタンクローリ（4kL）は，本来の用途以外の用途には使用しない。
燃料補給設備の軽油タンクは，本来の用途以外の用途として使用するため切り替えて使用する。
軽油タンクは，軽油タンク出口弁を設けることにより速やかな切り替えが可能な設計とする。
これにより図 3.14-46～47 で示すタイムチャートのとおり速やかに切り替えが可能である。
（57-3）

添 3.14-249

図 3.14-46

軽油タンクからタンクローリ（4kL）への燃料補給のタイムチャート＊
経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

要員（数）

給油準備・給油
緊急時対策要員

60

70

80

90

備考

移動は，6号炉軽油タ
ンクから給油対象設
備までを想定する。
左記タイムチャートは標準的な場合の時間を示す。

移動
タンクローリ（4kL）から各機器等への給油

50

以降，各機器等への給油を繰り返し，タンクロ ーリ の軽油 残量 に応じ て軽油タン クか らタン クロ ーリ（4kL）への補給を繰り 返 す。
15分 ※

2

片付け

※ 移動時間及び給油時間は，対象設備の配置場所及び燃料タンク容量により時間は前後する。
電源車（代替熱交換器車使用時は2台使用）へ給油する場合は，移動時間を2分，給油時間を5分，トータル約17分で可能である。
可搬型代替注水ポンプ（A-1級）へ給油する場合は，移動時間を2分，給油時間を1分，トータル約12分で可能である。
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）へ給油する場合は，移動時間を1分，給油時間を1分，トータル約11分で可能である。
5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備へ給油する場合は，移動時間を1分，給油時間を10分，トータル約20分で可能である。
モニタリング・ポスト用発電機へ給油する場合は，移動時間を6分，給油時間を2分，トータル約17分で可能である。
ディーゼル駆動消火ポンプへ給油する場合は，移動時間を3分，給油時間を2分，トータル約19分で可能である。
大容量送水車へ給油する場合は，移動時間を2分，給油時間を7分，トータル約19分で可能である。
仮設発電機（純水補給水系による復水貯蔵槽への補給で使用）へ給油する場合は，移動時間を3分，給油時間を4分，トータル約16分で可能である。
仮設発電機（原子炉隔離時冷却系現場起動時の排水処理で使用）へ給油する場合は，移動時間を1分，給油時間を2分，トータル約12分で可能である。

図 3.14-47

タンクローリ（4kL）から各機器等への燃料補給のタイムチャート＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての 1.14 で示すタイムチャート

添 3.14-250

(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

燃料補給設備のタンクローリ（4kL）は，通常時は接続先の系統と分離して保管することで，他の設備に悪影響を及ぼさない運用とする。
タンクローリ（4kL）は，治具や輪留めによる固定等をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
タンクローリ（4kL）は，飛散物となって他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
燃料補給設備の軽油タンクは，表 3.14-153 に示すように，通常時は軽油タ
ンクをタンクローリ（4kL）と分離して保管し，かつ，軽油タンク出口弁を閉止することで隔離する系統構成としており，非常用交流電源設備に対して悪影響を及ぼさない設計とする。
（57-3, 57-7）

取合系統
非常用交流電源設備

表 3.14-153 他系統との隔離弁
系統隔離弁
駆動方式
軽油タンク出口弁
手動

動作
通常時閉

(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
燃料補給設備の系統構成に操作が必要な機器の設置場所，操作場所を表 3.14154 に示す。
このうち屋外で操作する軽油タンク出口弁は，屋外にあるため操作位置及び作業位置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。
（57-2）
表 3.14-154 操作対象機器設置場所
機器名称
設置場所
操作場所
軽油タンク出口弁
屋外設置位置屋外設置位置添 3.14-251

3.14.3.3.4.2

設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 2 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
燃料補給設備の軽油タンクは，重大事故等時において，同時にその機能を発揮することを要求される重大事故等対処設備が，7 日間連続運転する場合に必要となる燃料量約 480kL を上回る，容量約 550kL を有する設計とする。
（57-5）(2) 共用の禁止（設置許可基準規則第 43 条第 2 項二）(ⅰ) 要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

燃料補給設備の軽油タンクは，第一ガスタービン発電機，電源車，可搬型代
替注水ポンプ（A-1 級），可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），大容量送水車（熱交換器ユニット用），大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），大容量送水車（海水取水用），モニタリング・ポスト用発電機及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備の燃料を貯蔵しており，共用により他号炉のタンクに貯蔵している燃料も使用可能となり，安全性の向上が図られることから，6 号及び 7 号炉で共用する設計とする。軽油タンクは，共用により悪影響を及ぼさないよう，6 号及び 7 号炉で必要な重大事故等対処設備の燃料を確保するとともに，号炉の区分けなくタンクローリ（4kL）を用いて燃料を利用できる設計とする。
なお，軽油タンクは，重大事故等時に重大事故等対処設備へ燃料補給を実施する場合のみ 6 号及び 7 号炉共用とする。

添 3.14-252

(3) 設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 2 項三）(ⅰ) 要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

補機駆動用の燃料を供給する設計基準事故対処設備は存在しない。
燃料補給設備の軽油タンクは，設計基準事故対処設備である 6 号炉の軽油タ
ンクと 7 号炉の軽油タンクを位置的分散して設置し，共通要因によって同時に機能を喪失しない設計とする。
（57-2,57-3）

添 3.14-253

3.14.3.3.4.3

設置許可基準規則第 43 条第 3 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 3 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
燃料補給設備のタンクローリ（4kL）は，想定される重大事故等時において，その機能を発揮することが必要な重大事故等対処設備に，燃料を補給できる容量を有する設計とする。
容量としては重大事故等時において，同時にその機能を発揮することを要求される電源車，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級），可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），
モニタリング・ポスト用発電機，大容量送水車（熱交換器ユニット用），大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），大容量送水車（海水取水用），5 号炉原子炉建
屋内緊急時対策所用可搬型電源設備の連続運転が可能な燃料を，それぞれ電源車，可搬型代替注水ポンプ（A-1 級），可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），モニタ
リング・ポスト用発電機，大容量送水車（熱交換器ユニット用），大容量送水車（原子炉建屋放水設備用），大容量送水車（海水取水用），5 号炉原子炉建屋内緊
急時対策所用可搬型電源設備に供給できる容量を有するものを 1 セット 3 台使用する。保有数は 6 号及び 7 号炉共用で 1 セット 3 台と，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 台（共用）の合計 4 台を分散して保管する。
（57-5,57-11）(2) 確実な接続（設置許可基準規則第 43 条第 3 項二）(ⅰ) 要求事項
常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。）と接続するものにあっては，当該常設設備と容易かつ確実に接続することができ，かつ，二以上の系統又は発電用原子炉施設が相互に使用することができるよう，接続部の規格の統一その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
燃料補給設備のタンクローリ（4kL）は 6 号及び 7 号炉が相互に使用することができるよう，軽油タンクから来るホースと接続口について，ホースと接続口を専用の接続方式である専用金具にすることに加え，接続口の口径を統一し，確実に接続ができる設計とする。

（57-2）
添 3.14-254

(3) 複数の接続口（設置許可基準規則第 43 条第 3 項三）(ⅰ) 要求事項
常設設備と接続するものにあっては，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外か
ら水又は電力を供給するものに限る。）の接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設けるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
タンクローリ（4kL）を接続する軽油タンクは 6 号及び 7 号炉で計 4 基あり，
6 号炉の軽油タンクと 7 号炉の軽油タンクは 100m 以上離隔を確保しているため，各々の接続箇所が共通要因により接続不可とならない設計とする。
(4) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項四）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において可搬型重大事故等対処設備を設置場所に据え付け，及び常設設備と接続することができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
燃料補給設備の系統構成に操作が必要な機器の設置場所，操作場所を表 3.14155 に示す。
このうち屋外で操作する燃料補給設備のタンクローリ（4kL）は，炉心損傷後の格納容器ベントを実施前に屋外で使用する設備であり，想定される重大事故等が発生した場合における放射線を考慮しても作業への影響はないと想定しているが，仮に線量が高い場合は線源からの離隔距離をとること，線量を測定し線量が低い位置に配置することにより，これら設備の設置及び常設設備との接続が可能である。
また，格納容器ベント実施後は，格納容器ベント直後の操作が不要となるよ
うに運用し，線量を測定し線量が低い位置に配置することにより，これら設備の設置及び常設設備との接続が可能である。
また，現場での接続作業に当たっては，簡便な専用金具による接続方式により，確実に速やかに接続が可能である。
（57-2）
表 3.14-155 操作対象機器設置場所
機器名称
設置場所
操作場所
タンクローリ（4kL）
屋外設置位置屋外設置位置ホース
屋外
屋外

添 3.14-255

(5) 保管場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項五）(ⅰ) 要求事項
地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロ
リズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管すること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

燃料補給設備のタンクローリ（4kL）は，地震，津波その他自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響，設計基準事故対処設
備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮し，非常用交流電源設備，
常設代替交流電源設備（第一ガスタービン発電機）と 100m 以上の離隔で位置的分散を図り，発電所敷地内の高台にある荒浜側高台保管場所及び大湊側高台
保管場所並びに 5 号炉東側第二保管場所の複数箇所に分散して保管する。
（57-2）(6) アクセスルートの確保（設置許可基準規則第 43 条第 3 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，工場等内の道路及び通路が確保できるよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

燃料補給設備のタンクローリ（4kL）は，通常時は高台の荒浜側高台保管場所
及び大湊側高台保管場所並びに 5 号炉東側第二保管場所に分散して保管しており，想定される重大事故等が発生した場合においても，可搬型重大事故等対処設備の運搬，移動に支障をきたすことのないよう，迂回路も考慮して複数のアクセスルートを確保する設計とする。
（『可搬型重大事故等対処設備保管場所
及びアクセスルートについて』参照）（57-6）

添 3.14-256

(7) 設計基準事故対処設備及び常設重大事故等防止設備との多様性（設置許可基準
規則第 43 条第 3 項七）(ⅰ) 要求事項
重大事故防止設備のうち可搬型のものは，共通要因によって，設計基準事故
対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設
重大事故防止設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

燃料補給設備のタンクローリ（4kL）は，共通要因によって，設計基準事故対
処設備の安全機能と同時に機能が損なわれるおそれがないよう，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備に対し,多様性,位置的分散を図る設計としている。これらの詳細については, 3.14.3.3.3 項に記載のとおりである。
（57-2,57-3）

添 3.14-257

3.15 計 装 設 備【 58 条 】【 設 置 許 可 基 準規 則 】（計装設備）
第 五 十 八 条 発電 用 原 子 炉 施 設 に は，重 大 事 故 等 が 発 生し ，計 測 機 器（ 非常 用 の も の を 含 む 。）の 故 障 に よ り 当 該 重 大 事 故 等 に 対処 す る た め に監視することが必要なパラメータを計測することが困難となった場
合において当該パラメータを推定するために有効な情報を把握できる設備を設けなければならない。
（解釈）
１ 第 ５ ８ 条 に規 定 す る「当 該 重 大 事 故 等 に 対 処 す る ため に 監 視 す る ことが必要なパラメータを計測することが困難となった場合において当該パラメータを推定するために有効な情報を把握できる設備」とは ，以 下 に 掲 げ る 措 置 又 は こ れ ら と 同 等 以 上 の 効 果 を 有す る 措 置 を 行
う た め の 設 備 を い う 。な お ，「 当 該 重 大 事 故 等 に 対 処 する た め に 監 視
す る こ と が 必 要 な パ ラ メ ー タ 」と は ，事 業 者 が 検 討 す べき 炉 心 損 傷 防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために把握すること が 必 要 な 発 電 用 原 子 炉 施 設 の 状 態を 意 味 す る 。
ａ ）設 計 基 準 を 超 え る 状 態 に お け る 発 電 用 原 子 炉 施 設 の状 態 の 把 握 能
力 を 明 確 に す る こ と 。 （ 最 高 計 測 可能 温 度 等 ）ｂ ）発 電 用 原 子 炉 施 設 の 状 態 の 把 握能 力（ 最 高 計 測 可 能 温 度 等 ）を 超
え た 場 合 の 発 電 用 原 子 炉 施 設 の 状 態の 推 定 手 段 を 整 備 する こ と 。
ⅰ ）原 子 炉 圧 力 容 器 内 の 温 度，圧 力 及 び 水 位 が 推 定 で きる 手 段 を 整備すること。
ⅱ ）原 子 炉 圧 力 容器 及 び 原 子 炉 格 納容 器 へ の 注 水 量 が 推定 で き る 手段 を 整 備 す る こと 。
ⅲ ）推 定 す る た め に 必 要 な パ ラ メ ータ は ，複 数 の パ ラ メ ー タ の 中 か
ら 確 か ら し さ を考 慮 し ， 優 先 順 位 を定 め て お く こ と 。
ｃ ）原 子 炉 格 納 容 器 内 の 温 度 ，圧 力 ，水 位 ，水 素 濃 度 及 び 放 射 線 量 率など想定される重大事故等の対応に必要となるパラメータが計測
又 は 監 視 及 び 記録 が で き る こ と 。

添 3.15-1

3.15 計 装 設 備3.15.1 設 置 許可 基 準 規 則 第 58 条 へ の 適 合 方 針
重 大 事 故 等 が 発生 し ，計 測 機 器（ 非 常 用の も の を 含 む。）の 故 障 に よ り ，
当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータを計 測 す る こ と が困 難 と な っ た 場 合 にお い て ， 当 該 パ ラ メー タ を 推 定 す る
た め に 必 要 な パラ メ ー タ を 計 測 す る設 備 を 設 置 又 は 保 管す る 。
当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータ（炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために
必 要 な 発 電 用 原子 炉 施 設 の 状 態 を 把 握 す る た め の パ ラ メー タ ）は ，「 表3.15-10 重 大 事 故 等 対 策 に お け る手 順 書 の 概 要 」の う ち「 1.15 事 故 時の 計 装 に 関 す る手 順 等 」のパ ラ メ ー タ の 選 定 で 分 類 さ れた 主 要 パ ラ メ ータ （ 重 要 監 視 パラ メ ー タ ） と す る 。
当 該 パ ラ メ ー タ を 推 定 す る た め に 必 要 な パ ラ メ ー タ は ， 「 表 3.15-10
重 大 事 故 等 対 策 に お け る 手 順 書 の 概 要 」 の う ち 「 1.15 事 故 時 の 計 装 に
関 す る 手 順 等」の パ ラ メ ー タ の 選 定で 分 類 さ れ た 代 替 パラ メ ー タ（ 重 要
代 替 監 視 パ ラ メー タ ） と す る 。
主 要 パ ラ メ ー タ及 び 代 替 パ ラ メ ー タ の う ち ，自 主対 策 設 備 の 計 器 の みで 計 測 さ れ る 場合 は ，有 効 監 視 パ ラ メ ー タ（ 自 主 対 策 設 備 ）と す る（ 図3.15-3 重 大 事 故 等 時 に 必 要 な パ ラメ ー タ の 選 定 フ ロ ー 参 照 ） 。
ま た ，電 源 設 備 の 受 電 状 態 ，重 大 事 故 等 対 処 設 備 の 運 転状 態 及 び そ の
他の設備の運転状態により発電用原子炉施設の状態を補助的に監視す
る パ ラ メ ー タ を補 助 パ ラ メ ー タ と する 。な お ，重 大事 故 等 対 処 設 備 の 運
転 及 び 動 作 状 態を 表 示 す る 設 備（ラ ン プ 表 示 灯 等 ）につ い て は ，各 条 文の 設 置 許 可 基 準 規 則 第 43条 へ の 適 合 状 況 の う ち ， (2)操 作 性 （ 設 置 許 可
基 準 規 則 第 43条 第 1項 二 ） に て ， 適 合 性 を 整 理 す る （ 図 3.15-3 重 大 事
故 等 時 に 必 要 なパ ラ メ ー タ の 選 定 フロ ー 参 照 ） 。
(1)把 握 能 力 の 整 備 （ 設 置 許 可 基 準規 則 解 釈 の 第 １ 項 ａ ） ）重 要 監 視 パ ラ メー タ 及 び 重 要 代 替 監 視 パ ラ メ ー タ を 計 測す る 設 備（ 重
大 事 故 等 対 処 設備 ）に つ い て ，設 計 基 準 を 超 え る 状 態 にお け る 発 電 用 原
子 炉 施 設 の 状 態 を 把 握 す る た め の 能力（ 最 高 計 測 可 能 温度 等（ 設 計 基 準
最 大 値 等 ） ） を明 確 に す る 。 計 測 範囲 を 表3.15-11に 示 す 。
(2)推 定 手 段 の 整 備 （ 設 置 許 可 基 準規 則 解 釈 の 第 １ 項 ｂ ） ）ａ ． 監 視 機 能 喪失 時 に 使 用 す る 設 備
発電用原子炉施設の状態の把握能力を超えた場合に発電用原子炉施設 の 状 態 を 推 定す る 手 段 を 有 す る 設計 と す る 。
重 要 監 視 パ ラ メ ー タ 又 は 有 効 監 視 パラ メ ー タ（ 原 子 炉 圧 力 容 器 内 の 温
度 ，圧 力 及 び 水 位 並 び に 原 子 炉 圧 力 容 器 及 び 原 子 炉 格 納容 器 へ の 注 水 量
添 3.15-2

等 ）の 計 測 が 困 難 と な っ た 場 合 又 は計 測 範 囲 を 超 え た 場合 ，「 表 3.15-10
重 大 事 故 等 対 策に お け る 手 順 書 の 概要 」の う ち「 1.15 事 故 時 の 計 装 に
関 す る 手 順 等」の 計 器 故 障 時 の 代 替 パ ラ メ ー タ に よ る 推定 又 は 計 器 の 計
測範囲を超えた場合の代替パラメータによる推定の対応手段等により
推 定 が で き る 設計 と す る 。
計 器 故 障 時 に，当 該 パ ラ メ ー タ の 他チ ャ ン ネ ル の 計 器 があ る 場 合 ，他
チ ャ ン ネ ル の 計器 に よ り 計 測 す る とと も に ，重要 代 替 監 視 パ ラ メ ー タ が複 数 あ る 場 合 は，推 定 す る 重 要 監 視パ ラ メ ー タ と の 関 係性 が よ り 直 接 的
な パ ラ メ ー タ，検 出 器 の 種 類 及 び 使用 環 境 条 件 を 踏 ま えた 確 か ら し さ を
考 慮 し ，優 先 順 位 を 定 め る 。推 定 手 段 及 び 優 先 順 位 を 表3.15-12に 示 す 。
ｂ ． 計 器 電 源 喪失 時 に 使 用 す る 設 備
非常用交流電源設備又は非常用直流電源設備の喪失等により計器電源 が 喪 失 し た 場 合 に お い て，計 測 設 備 へ の 代 替 電 源 設 備 と し て 常 設 代 替
交流電源設備（第一ガスタービン発電機），可搬型代替交流電源設備，
所内蓄電式直流電源設備又は可搬型直流電源設備を使用する。
具 体 的 な 設 備 は， 以 下 の と お り と する 。
・ 常 設 代 替 交 流電 源 設 備 （ 3.14 電 源 設 備 【57条 】 ）・ 可 搬 型 代 替 交流 電 源 設 備 （ 3.14 電 源 設 備 【 57条 】 ）・ 所 内 蓄 電 式 直流 電 源 設 備 （ 3.14 電 源 設 備 【 57条 】 ）・ 可 搬 型 直 流 電源 設 備 （ 3.14 電 源 設 備 【57条 】 ）常 設 代 替 交 流 電源 設 備（ 第 一 ガ ス タ ー ビ ン 発 電 機 ），可 搬 型 代 替 交 流
電 源 設 備，所 内 蓄 電 式 直 流 電 源 設 備 及 び 可 搬 型 直 流 電 源 設 備 に つ い て は，
「 3.14 電 源 設 備 【 57条 】 」 に 記 載 す る 。
また，代替電源設備が喪失し計測に必要な計器電源が喪失した場合，
特 に 重 要 な パ ラメ ー タ と し て，重 要 監 視 パ ラ メ ー タ 及 び 重 要 代 替 監 視 パ
ラ メ ー タ を 計 測す る た め の 設 備 と して ，温 度 ，圧 力，水 位 及 び 流 量 に 係
る も の に つ い て， 乾 電 池 等 を 電 源 と し た 可 搬 型 計 測 器 を整 備 す る 。
な お ，可 搬 型 計 測 器 に よ る 計 測 に おい て は ，計 測 対 象の 選 定 を 行 う 際の 考 え 方 と し て，同 一 パ ラ メ ー タ にチ ャ ン ネ ル が 複 数 ある 場 合 は ，い ず
れ か 1つ の 適 切 な チ ャ ン ネ ル を 選 定 し 計 測 又 は 監 視 す る も の と す る 。 同
一 の 物 理 量 に つ い て ， 複 数 の パ ラ メ ー タ が あ る 場 合 は ， い ず れ か 1つ の適 切 な パ ラ メ ータ を 選 定 し 計 測 又 は監 視 す る も の と す る。
具 体 的 な 設 備 は， 以 下 の と お り と する 。
・可搬型計測器

添 3.15-3

（ 3） パ ラ メ ー タ 記 録 時 に 使 用 す る 設 備 （ 設 置 許 可 基 準 規 則 解 釈 の 第 １
項 ｃ））
原 子 炉 格 納 容 器内 の 温 度 ，圧 力 ，水 位 ，水 素 濃 度 ，放 射 線 量 率 等 想 定
される重大事故等の対応に必要となる重要監視パラメータ及び重要代
替 監 視 パ ラ メ ータ が 計 測 又 は 監 視 及び 記 録 が で き る 設 計と す る 。
重 大 事 故 等 の 対応 に 必 要 と な る パ ラ メ ー タ は ，電 磁 的 に 記 録 ，保 存 し，電源喪失により保存した記録が失われないとともに帳票が出力できる
設 計 と す る 。 また ， 記 録 は 必 要 な 容量 を 保 存 で き る 設 計と す る 。
具 体 的 な 設 備 は ， 以 下 の と お り と する 。
・安 全 パ ラ メ ー タ 表 示 シ ス テ ム（ SPDS）（ デ ータ 伝 送 装 置 ，緊 急 時 対 策
支 援 シ ス テ ム 伝送 装 置 及 びSPDS表 示装 置 ）（ 図 3.15-6）

添 3.15-4

3.15.2
3.15.2.1

重大事故等対処設備
計装設備

3.15.2.1.1
設備概要
重 大 事 故 等 が 発生 し ，計 測 機 器（ 非 常 用 の も の を 含 む 。）の 故 障 によ り ， 当 該 重 大 事故 等 に 対 処 す る た めに 監 視 す る こ と が 必 要 な パ ラ
メ ー タ を 計 測 す るこ と が 困 難 と な っ た場 合 に お い て ， 当 該 パ ラ メ ー
タ を 推 定 す る た めに 必 要 な パ ラ メ ー タを 計 測 す る 設 備 を 設 置 又 は 保管する。
図 3.15-4,5 に 重要 監 視 パ ラ メ ー タ 及び 重 要 代 替 監 視 パ ラ メ ー タの 計 装 設 備 の 概要 図 を 示 す 。
な お ， 重 要 監 視 パラ メ ー タ 及 び 重 要 代 替 監 視 パ ラ メ ー タ につ い ては ， 重 大 事 故 等 時の 有 効 な 情 報 を 把 握す る た め ， 設 計 基 準 対 象 施 設の 計 装 設 備 も 用 いて 監 視 し て い る 。 この よ う な 計 装 設 備 は ， 設 計 基
準 対 象 施 設 と し ての 要 件 に 沿 っ て 設 置し て お り ， か つ ， そ の 使 用 目
的 を 変 え る も の では な い が ， 推 定 と いう 手 法 も 含 め て 設 置 許 可 基 準
規 則 第 58 条 適 合 の た め に 必 要 な 設備 で あ る こ と か ら，他 の 重 大 事 故等 対 処 設 備 の 計 装設 備 と あ わ せ て 設 置許 可 基 準 規 則 第 43 条 へ の 適
合 状 況 を 整 理 する 。

添 3.15-5

表 3.15-1
設備区分
主要設備

計 装 設 備 に 関 す る 重 大事 故 等 対 処 設 備 一 覧（ 1/4）
設備名
原子炉圧力容器温度【常設】原 子 炉 圧 力 【 常設 】
原 子 炉 圧 力 （SA）【 常 設 】
原 子 炉 水 位 （ 広帯 域 ）【 常 設 】
原 子 炉 水 位 （ 燃料 域 ）【 常 設 】
原 子 炉 水 位 （SA）【 常 設 】
高圧代替注水系系統流量【常設】原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 系 統 流 量 （ 設 計基 準 拡 張）【 常 設 】
高 圧 炉 心 注 水 系 系 統 流 量 （ 設 計 基 準拡 張 ）【 常 設 】
復 水 補 給 水 系 流 量 （ RHR A 系 代 替 注 水 流 量）【 常 設 】
復 水 補 給 水 系 流 量 （ RHR B 系 代 替 注 水 流 量）【 常 設 】
残 留 熱 除 去 系 系 統 流 量 （ 設 計 基 準 拡 張 ）【 常 設 】
復 水 補 給 水 系 流 量 （ 格 納 容 器 下 部 注 水 流 量）【 常 設 】
ドライウェル雰囲気温度【常設】サプレッション・チェンバ気体温度【常設】サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ ン バ ・ プ ー ル水 温 度 【 常 設 】
格 納 容 器 内 圧 力 （ D/W）【 常 設 】
格 納 容 器 内 圧 力 （ S/C）【 常 設 】
サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ ン バ ・ プ ー ル水 位 【 常 設 】
格納容器下部水位【常設】格納容器内水素濃度【常設】格 納 容 器 内 水 素 濃 度 （SA）【 常 設 】
格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ D/W）【 常 設 】
格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ S/C）【 常 設 】
起 動 領 域 モ ニ タ【 常 設 】
平均出力領域モニタ【常設】復 水 補 給 水 系 温 度 （ 代 替 循 環 冷 却）【 常 設 】
フィルタ装置水位【常設】フィルタ装置入口圧力【常設】フ ィ ル タ 装 置 出 口 放 射 線 モ ニ タ 【 常設 】
フィルタ装置水素濃度【常設】フ ィ ル タ 装 置 金 属 フ ィ ル タ 差 圧 【 常設 】
フ ィ ル タ 装 置 ス ク ラ バ 水 pH【 常 設 】
耐 圧 強 化 ベ ン ト 系 放 射 線 モ ニ タ 【 常設 】
残 留 熱 除 去 系 熱 交 換 器 入 口 温 度 （ 設計 基 準 拡 張）【 常 設 】
残 留 熱 除 去 系 熱 交 換 器 出 口 温 度 （ 設計 基 準 拡 張）【 常 設 】
添 3.15-6

表 3.15-1
設備区分
主要設備

計 装 設 備 に 関 す る 重 大事 故 等 対 処 設 備 一 覧 （ 2/4）
設備名
原 子 炉 補 機 冷 却 水 系 系 統 流 量 （ 設 計基 準 拡 張）【 常 設 】
残留熱除去系熱交換器入口冷却水流量（設計基準拡張）【常設】
高 圧 炉 心 注 水 系 ポ ン プ 吐 出 圧 力 （ 設計 基 準 拡 張）【 常 設 】
残 留 熱 除 去 系 ポ ン プ 吐 出 圧 力 （ 設 計基 準 拡 張）【 常 設 】
復 水 貯 蔵 槽 水 位 （ SA）【 常 設 】
復水移送ポンプ吐出圧力【常設】原子炉建屋水素濃度【常設】静的触媒式水素再結合器 動作監視装置【常設】格納容器内酸素濃度【常設】使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・ 温 度 （SA 広 域）【 常 設 】
使 用 済 燃 料 貯 蔵プ ー ル 水 位 ・ 温 度 （SA）【 常 設 】
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）【 常 設 】
使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 監 視 カ メ ラ 【常 設 】（使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置【常設】を含む）
安 全 パ ラ メ ー タ 表 示 シ ス テ ム （ SPDS） 【 常 設 】 ＊ 2
可搬型計測器【可搬】
附属設備
－
水源
－
（水源に関する流路，電源設備を含む）
流路
－
注水先
－
＊1
電源設備
常設代替交流電源設備
第 一 ガ ス タ ー ビン 発 電 機 【 常 設 】
軽 油 タ ン ク 【 常設 】
タ ン ク ロ ー リ （16kL）【 可 搬 】
第 一 ガ ス タ ー ビン 発 電 機 用 燃 料 タ ンク 【 常 設 】
第 一 ガ ス タ ー ビン 発 電 機 用 燃 料 移 送ポ ン プ 【 常 設 】

添 3.15-7

表 3.15-1
設備区分
電源設備＊1計 装 設 備 に 関 す る 重 大事 故 等 対 処 設 備 一 覧 （ 3/4）
設備名
可搬型代替交流電源設備
電源車【可搬】
軽 油 タ ン ク 【 常設 】
タ ン ク ロ ー リ （4kL）【 可 搬 】
代替所内電気設備
緊 急 用 断 路 器 【常 設 】
緊 急 用 電 源 切 替箱 断 路 器 【 常 設 】
緊 急 用 電 源 切 替箱 接 続 装 置 【 常 設 】
AM 用 動 力 変 圧 器 【 常 設 】
AM 用 MCC【 常 設 】
AM 用 切 替 盤 【 常 設 】
AM 用 操 作 盤 【 常 設 】
非 常 用 高 圧 母線 C 系 【 常 設 】
非 常 用 高 圧 母線 D 系 【 常 設 】
所内蓄電式直流電源設備
直 流 125V 蓄 電 池 A【 常 設 】
直 流 125V 蓄 電 池 A-2【 常 設 】
AM 用 直 流 125V 蓄 電 池 【 常 設 】
直 流 125V 充 電 器 A【 常 設 】
直 流 125V 充 電 器 A-2【 常 設 】
AM 用 直 流 125V 充 電 器 【 常 設 】
可搬型直流電源設備
電源車【可搬】
AM 用 直 流 125V 充 電 器 【 常 設 】
軽 油 タ ン ク 【 常設 】
タ ン ク ロ ー リ （4kL）【 可 搬 】
非常用交流電源設備
非 常 用 デ ィ ー ゼル 発 電 機 （ 設 計 基 準拡 張 ）【 常 設 】
非常用直流電源設備
直 流 125V 蓄 電 池 A（ 設 計 基 準 拡 張 ）【 常 設 】
直 流 125V 蓄 電 池 A-2（ 設 計 基 準 拡 張）【 常 設 】
直 流 125V 蓄 電 池 B（ 設 計 基 準 拡 張 ）【 常 設 】
直 流 125V 蓄 電 池 C（ 設 計 基 準 拡 張 ）【 常 設 】

添 3.15-8

表 3.15-1
設備区分
電源設備＊1計 装 設 備 に 関 す る 重 大事 故 等 対 処 設 備 一 覧 （ 4/4）
設備名
直 流 125V 蓄 電 池 D（ 設 計 基 準 拡 張 ）【 常 設 】
上記所内蓄電式直流電源設備への給電のための設備として以下の設備を使用する。
常 設 代 替 交 流 電源 設 備
可 搬 型 代 替 交 流電 源 設 備
上記非常用直流電源設備への給電のための設備として以下の設備を使用する。
非 常 用 交 流 電 源設 備
＊ 1： 単 線 結 線 図 を 補 足 説 明 資料 58-2 に 示 す 。
電 源 設 備 に つ いて は「3.14 電源 設 備（ 設 置 許 可 基 準 規 則第 57 条に 対 す る 設 計 方針 を 示 す 章）」 で 示 す 。
＊ 2： 安 全 パ ラ メ ー タ 表 示 シ ス テ ム（ SPDS） に つ い て は「 3.19 通 信 連
絡 を 行 う た め に必 要 な 設 備 （ 設置 許 可 基 準 規 則第 62 条 に 対 す る
設 計 方 針 を 示 す章 ）」 で 示 す 。

添 3.15-9

3.15.2.1.2
主要設備の仕様
主 要 設 備 の 仕 様 を 表 3.15-2 に 示 す 。
表 3.15-2

主 要 設 備 の 仕 様 （1/3）

名称

検出器の種類

計測範囲

個数

取付箇所

原子炉圧力容器温度

熱電対

0～ 350℃

2

原子炉格納容器内

原子炉圧力

弾性圧力検出器＊1

0～ 10MPa[gage]3

原 子 炉 建 屋 地 下 1階

原 子 炉 圧 力 （ SA）

弾性圧力検出器＊1

0～ 11MPa[gage]1

原 子 炉 建 屋 地 下 1階

＊ 11-3200～ 3500mm-4000～ 1300mm ＊ 1 2-3200～ 3500mm ＊ 1 1

3
2
1-8000～ 3500mm ＊ 1 1

1

原 子 炉 建 屋 地 下 1階
原 子 炉 建 屋 地 下 3階
原 子 炉 建 屋 地 下 1階
原 子 炉 建 屋 地 下 3階
（ 6号 炉 ）原 子 炉 建 屋 地 下 2階
（ 7号 炉 ）

差圧式流量検出器＊30～ 300m 3 /h

1

原 子 炉 建 屋 地 下 2階

差圧式流量検出器＊30～ 300m 3 /h

1

原 子 炉 建 屋 地 下 3階

差圧式流量検出器＊30～ 1000m 3 /h

2

原 子 炉 建 屋 地 下 3階

1

原 子 炉 建 屋 地 下 1階

＊2

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）

差圧式水位検出器
差圧式水位検出器＊2

原 子 炉 水 位 （ SA）

差圧式水位検出器＊2

高圧代替注水系
系統流量
原子炉隔離時冷却系
系統流量
高圧炉心注水系系統流量

3

復水補給水系流量（ RHR A系 代 替 注 水 流 量 ）

差圧式流量検出器＊3

復水補給水系流量（ RHR B系 代 替 注 水 流 量 ）

差圧式流量検出器＊30～ 350m /h

1

原 子 炉 建 屋 地 下 1階
（ 6号 炉 ）原 子 炉 建 屋 地 上 1階
（ 7号 炉 ）残留熱除去系系統流量

差圧式流量検出器＊30～ 1500m 3 /h

3原 子 炉 建 屋 地 下 3階

0～ 150m /h（ 6号 炉 ）0～ 100m 3 /h（ 7号 炉 ）1

原 子 炉 建 屋 地 下 2階

0～ 300℃

2

原子炉格納容器内

0～ 300℃

1

原子炉格納容器内

0～ 200℃

3

原子炉格納容器内

復水補給水系流量
差圧式流量検出器＊3（格納容器下部注水流量）
ドライウェル
熱電対
雰囲気温度
サプレッション・
熱電対
チェンバ気体温度
サプレッション・
測温抵抗体
チェンバ・プール水温度

0～ 200m /h（ 6 号 炉 ）0～ 150m 3 /h（ 7号 炉 ）33

格納容器内圧力（ D/W）

弾性圧力検出器＊40～ 1000kPa[abs]1

原 子 炉 建 屋 地 上 中 3階
（ 6号 炉 ）原 子 炉 建 屋 地 上 3階
（ 7号 炉 ）格納容器内圧力（ S/C）

弾性圧力検出器＊40～ 980.7kPa[abs]1

原 子 炉 建 屋 地 上 1階

添 3.15-10

表 3.15-2
名称

主 要 設 備 の 仕 様 （2/3）

検出器の種類

計測範囲

個数

取付箇所

サプレッション・
チェンバ・プール水位

差圧式水位検出器＊5-6～ 11m（ T.M.S.L.-7150～＋ 9850mm） ＊ 1 3

1

原 子 炉 建 屋 地 下 3階

格納容器下部水位

電極式水位検出器+1m,+2m,+3m（ T.M.S.L.-5600mm,-4600mm,-3600mm） ＊ 1 33

原子炉格納容器内

格納容器内水素濃度

熱伝導式
水素検出器

0～ 30vol%（ 6 号 炉 ）0～ 20vol%/0～ 100vol%（ 7号 炉 ）2

原 子 炉 建 屋 地 上 3,中 3
階 （ 6号 炉 ）原 子 炉 建 屋 地 上 中 3階
（ 7号 炉 ）格納容器内水素濃度（ SA）

水素吸蔵材料式
水素検出器

0～ 100vol%2

原子炉格納容器内

格納容器内雰囲気放射線 レ ベ ル （ D/W）

電離箱

10 - 2 ～ 10 5 Sv/h2

原 子 炉 建 屋 地 上 1階

格納容器内雰囲気放射線 レ ベ ル （ S/C）

電離箱

10 - 2 ～ 10 5 Sv/h2

原 子 炉 建 屋 地 下 1階

起動領域モニタ

核分裂電離箱10 - 1 ～ 10 6 s - 1 （ 1.0×10 3～ 1.0×10 9 cm - 2 ・ s - 1 ）0～ 40%又 は 0～ 125%
（ 1.0×10 8 ～ 2.0×10 1 3
cm - 2 ・ s - 1 ）10

原子炉格納容器内

平均出力領域モニタ

核分裂電離箱0～ 125%（ 1.2×10 1 2 ～ 2.8×
10 1 4 cm - 2 ・ s - 1 ） ＊ 1 4

4*15

原子炉格納容器内

復水補給水系温度（代替循環冷却）

熱電対

0～ 200℃

1

原 子 炉 建 屋 地 下 3階

フィルタ装置水位

差圧式水位検出器＊60～ 6000mm

2

屋外

0～ 1MPa[gage]1

原 子 炉 建 屋 地 上 3階
（ 6号 炉 ）原 子 炉 建 屋 地 上 中 3階
（ 7号 炉 ）フィルタ装置
入口圧力

弾性圧力検出器

フィルタ装置
出口放射線モニタ

電離箱

10 - 2 ～ 10 5 mSv/h

2

原子炉建屋屋上

フィルタ装置
水素濃度

熱伝導式
水素検出器

0～ 100vol%2

原 子 炉 建 屋 地 上 3階

フィルタ装置金属フィルタ差圧

差圧式圧力検出器＊80～ 50kPa2

屋外フィルタ装置ス ク ラ バ 水 pH

pH検 出 器pH0～ 141

屋外

耐圧強化ベント系
放射線モニタ電離箱

10 - 2 ～ 10 5 mSv/h

2

原 子 炉 建 屋 地 上 4階

残留熱除去系熱交換器
入口温度

熱電対

0～ 300℃

3

原 子 炉 建 屋 地 下 3階

3

原 子 炉 建 屋 地 下 2階
（ 6号 炉 ）原 子 炉 建 屋 地 下 3階
（ 7号 炉 ）残留熱除去系熱交換器
出口温度

熱電対

＊7

0～ 300℃

添 3.15-11

表 3.15-2
名称

主 要 設 備 の 仕 様 （3/3）

検出器の種類

個数

取付箇所

3

原 子 炉 建 屋 地 下 3階
タ ー ビ ン 建 屋 地 下 2階
（ 6号 炉 ）タ ー ビ ン 建 屋 地 下 1,2階
（ 7号 炉 ）0～ 2000m 3 /h（ 6 号 炉 ）0～ 1500m 3 /h（ 7号 炉 ）3

原 子 炉 建 屋 地 下 2,3階
（ 6号 炉 ）原 子 炉 建 屋 地 下 3階
（ 7号 炉 ）弾性圧力検出器＊90～ 12MPa[gage]2

原 子 炉 建 屋 地 下 3階

弾性圧力検出器＊90～ 3.5MPa[gage]3

原 子 炉 建 屋 地 下 3階

差圧式水位検出器

0～ 16m（ 6 号 炉 ）0～ 17m（ 7号 炉 ）1

廃 棄 物 処 理 建 屋 地 下 3階

弾性圧力検出器＊90～ 2MPa[gage]3

廃 棄 物 処 理 建 屋 地 下 3階

原子炉建屋水素濃度

熱伝導式
水素検出器

0～ 20vol%8

原 子 炉 建 屋 地 下 1,2階 ，地 上 2,4階

静的触媒式水素再結合器
動作監視装置熱電対

0～ 300℃

4

原 子 炉 建 屋 地 上 4階

格納容器内酸素濃度

熱磁気風式
酸素検出器

0～ 30vol%（ 6 号 炉 ）0～ 10vol%/0～ 30vol%（ 7号 炉 ）2

原 子 炉 建 屋 地 上 3,中 3階（ 6号 炉 ）原 子 炉 建 屋 地 上 中 3階
（ 7号 炉 ）1＊ 16

原 子 炉 建 屋 地 上 4階

1＊ 17

原 子 炉 建 屋 地 上 4階

1

原 子 炉 建 屋 地 上 4階

原子炉補機冷却水系
系統流量

差圧式流量検出器

残留熱除去系熱交換器
入口冷却水流量

差圧式流量検出器

高圧炉心注水系ポンプ
吐出圧力
残留熱除去系ポンプ
吐出圧力
復水貯蔵槽水位（ SA）
復水移送ポンプ
吐出圧力

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ SA広 域 ）

＊3

＊3

＊ 10

熱電対

計測範囲
0～ 4000m 3 /h（ 6 号 炉 区 分
Ⅰ，Ⅱ）0～ 3000m 3 /h（ 6 号 炉 区 分
Ⅲ，7 号炉区分Ⅰ，Ⅱ）
0～ 2000m 3 /h（ 7 号 炉 区 分
Ⅲ）

T.M.S.L.20180～
31170mm（ 6 号 炉 ） ＊ 1 3
T.M.S.L.20180～
31123mm（ 7 号 炉 ） ＊ 1 3
0～ 150℃

使用済燃料貯蔵プール水位・温度
（ SA）

熱電対

T.M.S.L.23420～
30420mm（ 6 号 炉 ） ＊ 1 3
T.M.S.L.23373～
30373mm（ 7 号 炉 ） ＊ 1 3
0～ 150℃

使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
使用済燃料貯蔵
プール監視カメラ

10 1 ～ 10 8 mSv/h
電離箱

10 ～ 10 mSv/h（ 6 号 炉 ）10 - 3 ～ 10 4 mSv/h（ 7号 炉 ）1

原 子 炉 建 屋 地 上 4階

赤外線カメラ-1

原子炉建屋地上 4 階-2

5＊ 1： 隔 液 ダ イ ア フ ラ ム に か か る 原 子 炉 圧 力 （ 基 準 面 器 か ら の 水 頭 圧 を 含 む ） と 大 気 圧 の差を計測＊ 2： 隔 液 ダ イ ア フ ラ ム に か か る 原 子 炉 圧 力 （ 蒸 気 部 ） と 圧 力 容 器 下 部 の 差 圧 を 計 測＊ 3： 隔 液 ダ イ ア フ ラ ム に か か る 絞 り 機 構 前 後 の 差 圧 を 計 測＊ 4： 隔 液 ダ イ ア フ ラ ム に か か る 格 納 容 器 内 圧 力 の 絶 対 圧 力 を 計 測＊ 5： サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ ン バ ・ プ ー ル 下 部 の 圧 力 と 大 気 圧 の 差 か ら 水 位 を 換 算 し ， 格
納 容 器 内 圧 力 （ S/C） で 補 正＊ 6： 隔 液 ダ イ ア フ ラ ム に か か る フ ィ ル タ 装 置 容 器 下 部 と 容 器 の 圧 力 差 を 計 測＊ 7： 隔 液 ダ イ ア フ ラ ム に か か る フ ィ ル タ 装 置 入 口 圧 力 と 大 気 圧 と の 差 を 計 測＊ 8： 隔 液 ダ イ ア フ ラ ム に か か る 金 属 フ ィ ル タ の 入 口 と 出 口 の 圧 力 差 を 計 測＊ 9： 隔 液 ダ イ ア フ ラ ム に か か る 吐 出 圧 力 を 計 測＊ 10： 隔 液 ダ イ ア フ ラ ム に か か る タ ン ク の 水 頭 圧 と 大 気 圧 の 差 を 計 測＊ 11： 基 準 点 は 蒸 気 乾 燥 器 ス カ ー ト 下 端 （ 原 子 炉 圧 力 容 器 零 レ ベ ル よ り 1224cm）

添 3.15-12

＊ 12： 基 準 点 は 有 効 燃 料 棒 上 端 （ 原 子 炉 圧 力 容 器 零 レ ベ ル よ り 905cm）＊ 13： T.M.S.L. =東 京 湾 平 均 海 面＊ 14： 定 格 出 力 時 の 値 に 対 す る 比 率 で 示 す 。
＊ 15： 局 部 出 力 領 域 モ ニ タ の 検 出 器 は 208 個 で あ り ， 平 均 出 力 領 域 モ ニ タ の 各 チ ャ ン ネ ル には ， 52 個 ず つ の 信 号 が 入 力 さ れ る 。
＊ 16： 検 出 点 は 14 箇 所＊ 17： 検 出 点 は 8 箇 所

添 3.15-13

安 全 パ ラ メ ー タ 表示 シ ス テ ム （SPDS）の 主 要 機 器 仕 様 を 以下 に 示す。
設備
名
使 用 回 線
個数
取 付 箇 所

データ伝送装置
有線系回線，無線系回線
1式
6 号 炉 コ ン ト ロ ー ル 建 屋 地上 1 階
7 号 炉 コ ン ト ロ ー ル 建 屋 地上 1 階設
備名
使 用 回 線
個数
取 付 箇 所

緊 急 時 対策 支 援 シ ス テ ム 伝 送装 置
有線系回線，無線系回線
1 式（6 号及び 7 号炉共用）
5 号 炉 原 子 炉 建 屋 地上 3 階（5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 ）

設
備
名
個
数
取 付 箇 所SPDS 表 示 装 置
1 式（6 号及び 7 号炉共用）
5 号 炉 原 子 炉 建 屋 地上 3 階（5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所）

可 搬 型 計 測 器 の主 要 機 器 仕 様 を 以 下に 示 す 。
個数

保 管 場 所

48（24／プ ラ ン ト ）（ 予 備 24（ 6 号及 び 7 号 炉 共 用 ））6 号 炉 コ ン ト ロ ー ル 建 屋 地上 2 階
7 号 炉 コ ン ト ロ ー ル 建 屋 地上 2 階
5 号 炉 原 子 炉 建 屋 地上 3 階（5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 ）な お ，電 源 設 備 に つ い て は「 3.14 電 源 設 備（ 設 置 許 可 基 準 規 則 第 57
条 に 対 す る 設 計方 針 を 示 す 章）」 で 示 す 。

添 3.15-14

3.15.2.1.3

設 置 許 可 基 準 規 則第 43 条 へ の 適 合 方 針

3.15.2.1.3.1 設 置 許 可 基 準 規 則 第 43 条 第 1 項 へ の 適 合 方 針(1) 環 境 条 件 及び 荷 重 条 件 （ 設 置 許可 基 準 規 則 第 43 条 第 1 項 一 ）(ⅰ ) 要 求 事 項
想 定 さ れ る 重 大 事 故 等 が 発 生 し た 場合 に お け る 温 度，放 射 線，
荷 重 そ の 他 の 使 用 条 件 に お い て ，重 大 事 故 等 に 対 処 す るた め に
必 要 な 機 能 を 有 効 に 発 揮 す る も の であ る こ と 。
(ⅱ ) 適 合 性
基 本 方 針 に つ い て は ，「 2.3.3 環 境条 件 等 」 に 示 す 。
重 要 監 視 パ ラ メ ー タ 及 び 重 要 代 替 監視 パ ラ メ ー タ の う ち以 下の パ ラ メ ー タ を計 測 す る 設 備 は ，原 子 炉 格 納 容 器 内 に 設置 す る
設 備 で あ る こ と か ら ， そ の 機 能 を期 待 さ れ る 重 大 事 故 等が 発 生
し た 場 合 に お け る ， 原 子 炉 格 納 容 器内 の 環 境 条 件 及 び 荷 重 条 件
を 考 慮 し ， 表 3.15-3 に 示 す 設 計 と す る 。
・原子炉圧力容器温度・ドライウェル雰囲気温度
・ サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ ン バ 気 体 温度・ サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ ン バ ・ プ ール 水 温 度
・格納容器下部水位・ 格 納 容 器 内 水 素 濃 度 （SA）
・起動領域モニタ・ 平 均 出 力 領 域モ ニ タ
な お ，起 動 領域 モ ニ タ ，平 均 出 力領 域 モ ニ タ に つ い て は，重大事故等時初期における原子炉格納容器内の環境条件を考慮した設計とする。
重 要 監 視 パ ラ メ ー タ 及 び 重 要 代 替 監視 パ ラ メ ー タ の う ち以 下の パ ラ メ ー タ を計 測 す る 設 備 は ， 原 子 炉 建 屋 原 子 炉 区 域内 に 設
置 す る 設 備 で あ る こ と か ら ， そ の機 能 を 期 待 さ れ る 重 大事 故 等
が 発 生 し た 場 合 に お け る ， 原 子 炉 建 屋 原 子 炉 区 域 内 の 環境 条 件
及 び 荷 重 条 件 を考 慮 し ， 表 3.15-3 に 示 す 設 計 と す る 。
・原子炉圧力・ 原 子 炉 圧 力 （SA）
・ 原 子 炉 水 位 （広 帯 域 ）・原子炉水位（燃料域）
・ 原 子 炉 水 位 （SA）
・高圧代替注水系系統流量
添 3.15-15

・原子炉隔離時冷却系系統流量
・高圧炉心注水系系統流量・ 復 水 補 給 水 系 流 量 （RHR A系 代 替 注 水 流 量 ）・ 復 水 補 給 水 系 流 量 （RHR B系 代 替 注 水 流 量 ）・残留熱除去系系統流量・ 復 水 補 給 水 系 流 量 （ 格 納 容 器 下 部注 水 流 量 ）・ 格 納 容 器 内 圧 力 （ D/W）・ 格 納 容 器 内 圧 力 （ S/C）・ サ プ レ ッ シ ョン ・ チ ェ ン バ ・ プ ール 水 位
・格納容器内水素濃度
・ 格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （D/W）
・ 格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （S/C）
・ 復 水 補 給 水 系 温 度 （ 代 替 循 環 冷 却）・ 耐 圧 強 化 ベ ン ト 系 放 射 線 モ ニ タ （7号 炉 ）・残留熱除去系熱交換器入口温度・残留熱除去系熱交換器出口温度・ 原 子 炉 補 機 冷 却 水 系 系 統 流 量 （ 6号 炉 区 分 Ⅲ ）・ 残 留 熱 除 去 系 熱 交 換 器 入 口 冷 却 水流 量・高圧炉心注水系ポンプ吐出圧力・残留熱除去系ポンプ吐出圧力・原子炉建屋水素濃度
・静的触媒式水素再結合器 動作監視装置
・格納容器内酸素濃度
・ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・ 温 度（ SA広 域 ）・ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・ 温 度（ SA）
・ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 放 射 線 モ ニタ （ 高 レ ン ジ ・ 低 レン ジ ）・使用済燃料貯蔵プール監視カメラ
重 要 監 視 パ ラ メ ー タ 及 び 重 要 代 替 監視 パ ラ メ ー タ の う ち以 下のパラメータを計測する設備は，原子炉建屋内の原子炉区域外
及 び そ の 他 の 建 屋 内 に 設 置 す る 設 備で あ る こ と か ら ，そ の 機 能を 期 待 さ れ る 重 大 事 故 等 が 発 生 し た場 合 に お け る ， 原子 炉 建 屋
内の原子炉区域外及びその他の建屋内の環境条件及び荷重条件 を 考 慮 し ，表 3.15-3 に 示 す 設 計 と す る 。
・ フ ィ ル タ 装 置入 口 圧 力・フィルタ装置水素濃度
・ 耐 圧 強 化 ベ ン ト 系 放 射 線 モ ニ タ （6号 炉 ）・ 原 子 炉 補 機 冷 却 水 系 系 統 流 量 （ 6号 炉 区 分 Ⅰ,Ⅱ ， 7号炉 ）・ 復 水 貯 蔵 槽 水 位 （ SA）
添 3.15-16

・復水移送ポンプ吐出圧力・ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 監 視 カ メ ラ用 空 冷 装 置
表 3.15-3 想 定 す る 環 境 条 件 及 び 荷 重 条 件 （ 屋 内 ）
環境条件等
対応
温 度 ・ 圧 力 ・ 湿度 ・ 検 出 器 の 設 置 場所 で あ る 原 子 炉 格 納容 器 内 ，原 子 炉 建 屋
放射線
原 子 炉 区 域 内 ，原 子 炉 建 屋 内 の 原 子炉 区 域 外 及 び そ の 他の 建 屋 内 で 想 定さ れ る 温 度 ，圧 力，湿 度 及 び 放 射 線 条 件
下 に 耐 え ら れ る性 能 を 確 認 し た 機 器を 使 用 す る 。
屋 外 の 天 候 に よ る 屋 外 に 設 置 す るも の で は な い た め，天 候 に よ る 影 響 は 受
影響けない。
海水を通水する系
統への影響

海 水 を 通 水 す るこ と は な い 。

地震

適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷
し な い こ と を 確認 す る。
（ 詳 細 は「2.1.2 耐 震 設 計 の 基
本 方 針 」 に 示 す。）
原 子 炉 格 納 容 器内 ，原 子 炉 建 屋 原 子 炉 区 域 内 ，原 子 炉 建
屋内の原子炉区域外及びその他の建屋内に設置するため ， 風 （ 台 風 ）及 び 積 雪 の 影 響 は 受け な い 。
重 大 事 故 等 が 発生 し た 場 合 に お い ても ，電 磁 波 に よ り その 機 能 が 損 な われ な い 設 計 と す る 。

風 （ 台 風 ）・ 積 雪

電磁的障害

重 要 監 視 パ ラ メ ー タ 及 び 重 要 代 替 監視 パ ラ メ ー タ の う ち以 下の パ ラ メ ー タ を 計 測 す る 設 備 は ， 屋 外 に 設 置 す る 設 備 であ る こと か ら ， そ の 機 能 を 期 待 さ れ る 重 大事 故 等 が 発 生 し た 場合 に お
け る ， 屋 外 の 環 境 条 件 及 び 荷 重 条 件を 考 慮 し ， 表 3.15-4 に 示
す設計とする。
・フィルタ装置水位・フィルタ装置金属フィルタ差圧・ フ ィ ル タ 装 置 ス ク ラ バ 水 pH
重 要 監 視 パ ラ メ ー タ 及 び 重 要 代 替 監視 パ ラ メ ー タ の う ち以 下のパラメータを計測する設備は，原子炉建屋屋上に設置する設備 で あ る こ と か ら ， そ の 機 能 を 期 待さ れ る 重 大 事 故 等 が発 生 した 場 合 に お け る ， 原 子 炉 建 屋 屋 上 の環 境 条 件 及 び 荷 重 条件 を 考慮 し ， 表 3.15-4 に 示 す 設 計 と す る。
・フィルタ装置出口放射線モニタ

添 3.15-17

表 3.15-4 想 定 す る 環 境 条 件 及 び 荷 重 条 件 （ 屋 外 ）
環境条件等
対応
温 度 ・ 圧 力 ・ 湿 度 ・ 検 出 器 の 設 置 場所 で あ る 屋 外 で 想 定さ れ る 温 度 ，圧 力 ，湿放射線
度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋 外 の 天 候 に よ る 降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対影響
策 及 び 凍 結 対 策を 行 え る 設 計 と す る 。
海水を通水する系
統への影響
地震

風 （ 台 風 ）・ 積 雪
電磁的障害

海 水 を 通 水 す るこ と は な い 。
耐震性が確保されたフィルタベント装置基礎上又は原子炉 建 屋 に 設 置 し，地 震 荷 重 に よ り 機 器 が 損 傷 し な い こ とを確認する。
検 出 器 の 設 置 場所 で あ る 屋 外 で 風 荷重 ，積 雪 荷 重 を 考 慮して も 機 器 が 損 傷し な い こ と を 応 力 評価 に よ り 確 認 す る 。
重 大 事 故 等 が 発生 し た 場 合 に お い ても ，電 磁 波 に よ り その機 能 が 損 な わ れな い 設 計 と す る 。

安 全 パ ラ メ ー タ 表 示 シ ス テ ム （ SPDS） の う ち デ ー タ 伝 送 装 置
は ， コ ン ト ロー ル 建 屋 内 に 設 置 す る設 備 で あ る こ と か ら， そ の機 能 を 期 待 さ れ る 重 大 事 故 等 が 発 生し た 場 合 に お け る， コ ン ト
ロ ー ル 建 屋 内 の環 境 条 件 及 び 荷 重 条件 を 考 慮 し ， 表 3.15-5 に示す対応とする。
可 搬 型 計 測 器 は， コ ン ト ロ ー ル 建 屋 内 に 保 管 す る た め ， そ の機 能 を 期 待 さ れ る 重 大 事 故 等 が 発 生し た 場 合 に お け る， コ ン ト
ロ ー ル 建 屋 内 の環 境 条 件 及 び 荷 重 条件 を 考 慮 し ， 表 3.15-5 に示す対応とする。
ま た ， 安 全 パ ラメ ー タ 表 示 シ ス テ ム（ SPDS） の う ち 緊 急時 対策 支 援 シ ス テ ム 伝 送 装 置 及び SPDS 表 示 装 置 は ，5 号 炉 原 子 炉 建
屋 内 緊 急 時 対 策 所 内 に 設 置 す る 設 備で あ る こ と か ら ，そ の 機 能を 期 待 さ れ る 重 大 事 故 等 が 発 生 し た場 合 に お け る ， 5 号 炉 原 子
炉建屋内緊急時対策所内のそれぞれの環境条件及び荷重条件を 考 慮 し ， 表 3.15-6 に 示 す 対 応 と す る 。
可 搬 型 計 測 器 は， 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 内 に保 管
す る た め，重 大 事 故 等 時 に お け る 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対策 所 内 の 環 境 条件 及 び 荷 重 条 件 を 考慮 し ， 表 3.15-6 に 示 す 設
計とする。

添 3.15-18

表 3.15-5 想 定 す る 環 境 条 件 及 び荷 重 条 件 （ コ ン ト ロ ー ル 建 屋 内 ）環境条件等
対応
温 度・圧 力・湿 度 ・ 設 置 場 所 で あ る コ ン ト ロ ー ル 建 屋 内 で 想 定 さ れ る 温
放射線度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確 認 し た 機 器 を使 用 す る 。
屋 外 の 天 候 に よ る 屋外に設置するものではないため，天候による影響は影響受けない。
海 水 を 通 水 す る 系 海 水 を 通 水 す るこ と は な い 。
統への影響
地震
適切な地震荷重との組み合わせを考慮した上で機器が損 傷 し な い こ と を 確 認 す る 。 詳 細 は 「 2.1.2 耐 震 設 計の 基 本 方 針 」 に示 す 。）
風 （ 台 風 ）・ 積 雪
コントロール建屋内に設置するため，風（台風）及び
積 雪 の 影 響 は 受け な い 。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりそ の 機 能 が 損 なわ れ な い 設 計 と す る。
表 3.15-6 想 定 す る 環 境 条 件 及 び荷 重 条 件（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所）
環境条件等
対応
温 度・圧 力・湿 度 ・ 設 置 場 所 で あ る 5 号 炉 原 子 炉 建 屋内 緊 急 時 対 策 所 で 想放射線定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられ る 性 能 を 確 認し た 機 器 を 使 用 す る。
屋 外 の 天 候 に よ る 屋外に設置するものではないため，天候による影響は影響受けない。
海 水 を 通 水 す る 系 海 水 を 通 水 す るこ と は な い 。
統への影響
地震

適切な地震荷重との組み合わせを考慮した上で機器が損 傷 し な い こ と を 確 認 す る 。 詳 細 は 「 2.1.2 耐 震 設 計の 基 本 方 針 」 に示 す 。）

風 （ 台 風 ）・ 積 雪

5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 内に 設 置 す る た め，風（ 台 風 ） 及 び 積雪 の 影 響 は 受 け な い 。

電磁的障害

重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりそ の 機 能 が 損 なわ れ な い 設 計 と す る。
（ 58-3）添 3.15-19

(2) 操 作 性 （ 設 置 許 可 基 準 規 則第 43 条 第 1 項 二 ）(ⅰ ) 要 求 事 項
想 定 さ れ る 重 大 事 故 等 が 発 生 し た 場合 に お い て 確 実 に 操作 できるものであること。
(ⅱ ) 適 合 性
基 本 方 針 に つ い て は ，「 2.3.4 操 作性 及 び 試 験 ・ 検 査 性」 に示す。
格 納 容 器 内 水 素 濃 度 及 び 格 納 容 器 内 酸 素 濃 度 は ， 通 常 時か ら
サ ン プ リ ン グ 方 式 に よ る 計 測 を 実 施し て お り ， 中 央 制御 室 に て監 視 を 行 っ て い る 。 サ ン プ リ ン グ 装置 は ， 中 央 制 御 室 の格 納 容
器 内 雰 囲 気 モ ニ タ 盤 で 操 作 が 可 能 な設 計 と す る 。 中 央制 御 室 の操 作 ス イ ッ チ を 操 作 す る に あ た り， 運 転 員 の 操 作 性 を 考慮 し て
十 分 な 操 作 空 間 を 確 保 す る 。 ま た， 操 作 対 象 に つ い て は銘 板 を付 け る こ と で 識 別 可 能 と し ， 運 転員 の 操 作 及 び 監 視 性 を考 慮 して 確 実 に 操 作 が可 能 な 設 計 と す る 。
フ ィ ル タ 装 置 水 素 濃 度 は ， サ ン プ リ ン グ 方 式 に よ る 計 測を 実
施 し て お り ， 原 子 炉 建 屋 内 の 原 子 炉区 域 外 で サ ン プ リ ング 装 置の 弁 及 び 付 属 の操 作 ス イ ッ チ の 操 作が 可 能 で あ り ， 想定 さ れ る
重 大 事 故 等 時 の 環 境 下 に お い て も， 確 実 に 操 作 が 可 能 な 設 計 とす る 。格 納 容 器 ベ ン ト ラ イ ン 水 素 サ ン プ リ ン グ ラ ッ ク 及び FCVS
出口水素サンプリングラックの弁及び付属の操作スイッチを
操 作 す る に あ た り ， 運 転 員 の 操 作 性を 考 慮 し て 十 分 な 操作 空 間を 確 保 す る 。 ま た ， 操 作 対 象 に つ いて は 銘 板 を 付 け る こと で 識
別 可 能 と し ， 運 転 員 の 操 作 及 び 監 視性 を 考 慮 し て 確 実 に操 作 が可 能 な 設 計 と する 。
フ ィ ル タ 装 置 ス ク ラ バ 水 pH は ，サ ンプ リ ン グ 方 式 に よ る計 測を 実 施 し て お り ， 屋 外 で サ ン プ リ ング 装 置 の 弁 及 び 付 属の 操 作
ス イ ッ チ の 操 作 が 可 能 で あ り ， 想定 さ れ る 重 大 事 故 等 時 の 環 境
下 に お い て も ， 確 実 に 操 作 が 可 能 な設 計 と す る 。 格 納 容 器 フ ィル タ ベ ン ト 装 置 pH サ ン プ リ ン グ ラッ ク の 弁 及 び 付 属 の操 作 ス
イ ッ チ を 操 作 す る に あ た り ， 運 転員 の 操 作 性 を 考 慮 し て十 分 な
操 作 空 間 を 確 保 す る 。 ま た ， 操 作対 象 に つ い て は 銘 板 を 付 け る
こ と で 識 別 可 能 と し ， 運 転 員 の 操作 及 び 監 視 性 を 考 慮 して 確 実に 操 作 が 可 能 な設 計 と す る 。
使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 監 視 カ メ ラ 用空 冷 装 置 は ， 原 子 炉建 屋
内の原子炉区域外で空冷装置の弁及び付属の操作スイッチの操 作 が 可 能 で あり ， 想 定 さ れ る 重 大事 故 等 時 の 環 境 下 にお い ても ， 確 実 に 操 作 が 可 能 な 設 計 と す る。 ま た ， 操 作 対 象 につ い て
添 3.15-20

は 銘 板 を 付 け るこ と で 識 別 可 能 と し， 運 転 員 の 操 作 及 び 監 視 性を 考 慮 し て 確 実 に 操 作 で き る 設 計 とす る 。
安 全 パ ラ メ ー タ 表 示 シ ス テ ム（ SPDS）の う ち SPDS 表 示 装 置 は，
電 源 ， 通 信 ケ ー ブ ル は 接 続 さ れ て おり ， 各 パ ラ メ ー タ を監 視 す
る に あ た り ， 運 転 員 及 び 復 旧 班 員 の操 作 性 を 考 慮 し て 十分 な 操
作 空 間 を 確 保 す る 。 重 大 事 故 等 が 発生 し た 場 合 に お い て， 設 置
場 所 で ある 5 号炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急時 対 策 所 に お い て， 一 般 の
コ ン ピ ュ ー タ と 同 様 に 電 源 ス イ ッ チ を 入 れ （ ス イ ッ チ 操 作 ），操 作 （ ス イ ッ チ 操 作 ） す る こ と に より ， 確 実 に 各 パ ラ メー タ を監視することが可能な設計とする。
可 搬 型 計 測 器 の 接 続 は ，中 央 制 御 室 ，原 子 炉 建 屋 内 の 原子 炉
区 域 外 及 び そ の 他 の 建 屋 内 に て 操 作が 可 能 で あ り，想 定 さ れ る
重 大 事 故 等 時 の 環 境 下 に お い て も，確 実 に 操 作 が 可 能 な設 計 とす る 。操 作 場 所 で あ る 中 央 制 御 室 ，原 子 炉 建 屋 内 の 原 子炉 区 域
外 及 び そ の 他 の 建 屋 内 の 各 制 御 盤 では ，十 分 な 操 作 空 間を 確 保する。
可 搬 型 計 測 器 の 計 装 ケ ー ブ ル の 接 続 は ，ボ ル ト・ネ ジ 接 続 とし ，接 続 規格 を 統 一 す る こ と に よ り，一 般 的 に 使 用 さ れる 工 具
を 用 い て 接 続 箇 所 で 確 実 に 接 続 が 可能 な 設 計 と し ，付 属 の 操 作
ス イ ッ チ に よ り 設 置 場 所 で の 操 作 が可 能 な 設 計 と す る 。
表3.15-7に 操 作 対 象 機 器 を 示 す 。
表 3.15-7
機器名称
格納容器内水素濃度（サンプリング装置）
格納容器内酸素濃度（サンプリング装置）
フィルタ装置水素濃度（サンプリング装置）
フ ィ ル タ 装 置 ス ク ラ バ 水 pH
（サンプリング装置）

操 作対 象 機 器

状態の変化
操作場所
停止⇒起動
中央制御室
系 統 選 択（ D/W⇔ S/C）
停止⇒起動
中央制御室
系 統 選 択（ D/W⇔ S/C）
ラインナップ
原子炉建屋地上 3 階
起動・停止（原子炉建屋内の原子炉区域外）
系統切り替えラインナップ
起動・停止

使用済燃料貯蔵プール監視
カメラ用空冷装置

ラインナップ
停止⇒起動

SPDS 表 示 装 置

起動・停止（パラメータ監視）

可搬型計測器

接続箇所端子リフト
可搬型計測器接続

操作方法
スイッチ
操作
スイッチ
操作
手動弁開閉
スイッチ
操作
手動弁開閉
屋外
スイッチ
操作
手動弁開
原子炉建屋地上 4 階
スイッチ（原子炉建屋内の原子炉区域外）
操作
5 号炉原子炉建屋地上 3 階（5 号スイッチ
炉原子炉建屋内緊急時対策所）
操作
中央制御室
原子炉建屋地下 1 階
接続操作（原子炉建屋内の原子炉区域外）
スイッチ
タービン建屋地下中 2 階
操作（その他の建屋内）（ 58-3）（ 58-9）
添 3.15-21

常 設 の 重 大 事 故 等 対 処 設 備 の う ち ，以 下 の パ ラ メ ー タ を計 測
す る 設 備 は ，想 定 さ れ る 重 大 事 故 等時 に お い て 中 央 制 御室 で 監視できる設計であり現場又は中央制御室による操作は発生しない。
・ 原 子 炉 圧 力 容器 温 度
・原子炉圧力・ 原 子 炉 圧 力 （ SA）
・原子炉水位（広帯域）
・原子炉水位（燃料域）
・ 原 子 炉 水 位 （ SA）
・高圧代替注水系系統流量
・原子炉隔離時冷却系系統流量
・高圧炉心注水系系統流量・ 復 水 補 給 水 系 流 量 （RHR A系 代 替 注 水 流 量 ）・ 復 水 補 給 水 系 流 量 （RHR B系 代 替 注 水 流 量 ）・残留熱除去系系統流量・ 復 水 補 給 水 系 流 量 （ 格 納 容 器 下 部注 水 流 量 ）・ドライウェル雰囲気温度
・ サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ ン バ 気 体 温度・ サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ ン バ ・ プ ール 水 温 度
・ 格 納 容 器 内 圧 力 （ D/W）・ 格 納 容 器 内 圧 力 （ S/C）・ サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ ン バ ・ プ ール 水 位
・格納容器下部水位・ 格 納 容 器 内 水 素 濃 度 （SA）
・ 格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （D/W）
・ 格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （S/C）
・起動領域モニタ
・平均出力領域モニタ・ 復 水 補 給 水 系 温 度 （ 代 替 循 環 冷 却）・フィルタ装置水位・フィルタ装置入口圧力・フィルタ装置出口放射線モニタ
・フィルタ装置金属フィルタ差圧
・耐圧強化ベント系放射線モニタ
・残留熱除去系熱交換器入口温度・残留熱除去系熱交換器出口温度・原子炉補機冷却水系系統流量・ 残 留 熱 除 去 系 熱 交 換 器 入 口 冷 却 水流 量
添 3.15-22

・高圧炉心注水系ポンプ吐出圧力・残留熱除去系ポンプ吐出圧力・ 復 水 貯 蔵 槽 水 位 （ SA）
・復水移送ポンプ吐出圧力・原子炉建屋水素濃度・ 静 的 触 媒 式 水 素 再 結 合 器 動 作 監視 装 置
・ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・ 温 度（ SA 広 域 ）・ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・ 温 度（ SA）
・ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 放 射 線 モ ニタ （ 高 レ ン ジ ・ 低 レン ジ ）・使用済燃料貯蔵プール監視カメラ
安 全 パ ラ メ ー タ 表 示 シ ス テ ム （ SPDS） の う ち デ ー タ 伝 送 装 置
及 び 緊 急 時 対 策 支 援 シ ス テ ム 伝 送 装置 は ， 通 常 は 操 作を 行 わ ずに 常 時 伝 送 が 可 能 で あ り ， 通 常 時 及 び 重 大 事 故 等 時 に 操作 を 行う必要がない設計とする。
(3) 試 験 及 び 検 査 （ 設 置 許 可 基 準 規則 第 43 条 第 1 項 三 ）(ⅰ ) 要 求 事 項
健 全 性 及 び 能 力 を 確 認 す る た め ， 発電 用 原 子 炉 の 運 転 中又 は
停 止 中 に 試 験 又 は 検 査 が で き る も ので あ る こ と 。
(ⅱ ) 適 合 性
基 本 方 針 に つ いて は ，「 2.3.4 操 作 性 及 び 試 験・検 査 性 」に示す。
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを計測す
る 設 備 は，模 擬 入 力 に よ る 機 能・性 能 の 確 認（ 特性 の 確 認 ）及び 校 正 が 可 能 な設 計 と す る 。 表 3.15-8 に 計 装 設 備 の 試験 ・ 検
査内容を示す。
安 全 パ ラ メ ー タ 表 示 シ ス テ ム （ SPDS） は ， 機 能 ・ 性 能 の 確 認
及 び 外 観 の 確 認 が 可 能 な 設 計 と す る。
可 搬 型 計 測 器 は ， 模 擬 入 力 に よ る 性能 の 確 認 が 可 能 な 設計 とする。
（ 58-5）添 3.15-23

表 3.15-8
計器分類

計 装 設 備 の 試 験 及 び 検査 （ 1/2）
発電用原子
炉の状態

パラメータ
原子炉水位（広帯域）

停止中

項目
機能・性能試験内容
計器校正

原子炉水位（燃料域）
原 子 炉 水 位 （ SA）
水位計

サプレッション・チェンバ・プール水位
フィルタ装置水位
復 水 貯 蔵 槽 水 位 （ SA）
格納容器下部水位

動作確認

原子炉圧力

停止中

機能・性能試験

計器校正

停止中

機能・性能試験

計器校正

停止中

機能・性能試験

絶縁抵抗測定
温度確認
計器校正

停止中

機能・性能試験基準ガス校正計器校正

停止中

機能・性能試験線源校正
計器校正

フ ィ ル タ 装 置 ス ク ラ バ 水 pH

停止中

機能・性能試験

計器校正

起動領域モニタ

運転中

機能・性能試験

プラトー特性

停止中

機能・性能試験

計器校正

運転中

機能・性能試験

プラトー特性

停止中

機能・性能試験

計器校正

原 子 炉 圧 力 （ SA）
格 納 容 器 内 圧 力 （ D/W）
格 納 容 器 内 圧 力 （ S/C）
圧力計

フィルタ装置入口圧力
フィルタ装置金属フィルタ差圧
高圧炉心注水系ポンプ吐出圧力
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
復水移送ポンプ吐出圧力
高圧代替注水系系統流量
原子炉隔離時冷却系系統流量
高圧炉心注水系系統流量
復 水 補 給 水 系 流 量 （ RHR A 系 代 替 注 水 流 量 ）流量計

復 水 補 給 水 系 流 量 （ RHR B 系 代 替 注 水 流 量 ）
残留熱除去系系統流量
復 水 補 給 水 系 流 量（ 格 納 容 器 下 部 注 水 流 量 ）原子炉補機冷却水系系統流量
残留熱除去系熱交換器入口冷却水流量
原子炉圧力容器温度
ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度
サプレッション・チェンバ・プール水温度

温度計

復水補給水系温度（代替循環冷却）
残留熱除去系熱交換器入口温度
残留熱除去系熱交換器出口温度
静的触媒式水素再結合器 動作監視装置
使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位・温 度（ SA 広 域 ） 停 止 中 又 は運転中
使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・ 温 度 （ SA）
格納容器内水素濃度

水素及び
酸素濃度
計

格 納 容 器 内 水 素 濃 度 （ SA）
フィルタ装置水素濃度
原子炉建屋水素濃度
格納容器内酸素濃度
格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ D/W）
格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル (S/C)

放射線量
率計

フィルタ装置出口放射線モニタ
耐圧強化ベント系放射線モニタ
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レ
ンジ・低レンジ）

pH 計
原子炉
出力

平均出力領域モニタ

添 3.15-24

表 3.15-8
計器分類

計 装 設 備 の 試 験 及 び 検 査 （ 2/2）
発電用原子
炉の状態

パラメータ

使用済燃料貯蔵プール監視カメラ

項目

内容

停止中又は
運転中

機能・性能試験

外観確認

使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置

停止中又は
運転中

機能・性能試験

外観確認
動作確認

安 全 パ ラ メ ー タ 表 示 シ ス テ ム （ SPDS）

停止中又は
運転中

機能・性能試験

外観確認
機 能（ デ ー タ の 表 示
及び伝送）確認

可搬型計測器

停止中又は運転中

機能・性能試験

模擬入力の確認

表示確認(4) 切 り 替 え の 容 易 性 （ 設 置 許 可基 準 規 則 第 43 条 第 1 項 四 ）(ⅰ ) 要 求 事 項
本 来 の 用 途 以 外 の 用 途 と し て 重 大 事故 等 に 対 処 す る た め に 使
用 す る 設 備 に あ っ て は ， 通 常 時 に使 用 す る 系 統 か ら 速 やか に 切
り 替 え ら れ る 機 能 を 備 え る も の で ある こ と 。
(ⅱ ) 適 合 性
基 本 方 針 に つ いて は ，「 2.3.4 操 作 性 及 び 試 験・検 査 性 」に示す。
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを計測する
設 備 は ， 本 来 の 用 途 以 外 に 使 用 し ない 設 計 と す る 。
フィルタ装置水素濃度は，耐圧強化ベント系を使用する際には格納容器圧力逃がし装置と切り替えるために弁の切り替え操
作 が 必 要 で あ る が ，現 場 に て 容 易 に切 り 替 え 可 能 な 設 計と す る。
図 3.15-1 に フィ ル タ 装 置 水 素 濃 度 計 測 の タ イ ム チ ャ ート を示す。
経過時間（分）
20

手順の項目

70

要員（数）

170

190

210

窒素供給開始 70分

230

250

可燃限界濃度以下の確認

備考

270

270分 N2パージ完了・継続監視報告

窒素供給開始前の系統構成
中央制御室運転員A，B

2
窒素供給完了後の系統構成
現場移動，資機材準備

格納容器圧力逃がし装置停止後のN2パージ

2

系統構成、ポンプ起動(270分までに完了させる)

緊急時対策要員

現場移動※
窒素供給設備健全性確認，移動，配置

4

ホース接続，系統構成
窒素供給・完了※ 大湊高台保管場所への移動は，20分と想定する。

図 3.15-1

フ ィ ル タ 装 置 水 素 濃 度計 測 の タ イ ム チ ャ ー ト ＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての1.7 で 示 す タ イ ム チ ャ ー ト

添 3.15-25

安 全 パ ラ メ ー タ 表 示 シ ス テ ム （ SPDS） は ， 本 来 の 用 途 以 外 に使用しない設計とする。
可 搬 型 計 測 器 は ， 本 来 の 用 途 以 外 の 用 途 に は 使 用 し な い設 計と す る 。 可 搬 型 計 測 器 の 計 装 ケ ー ブル の 接 続 は ， 接 続 規 格 を 統
一 す る こ と に よ り ， 速 や か に 接 続 操作 可 能 な 設 計 と す る。
図 3.15-2 に 中 央 制 御 室 及 び 現 場（ 原 子 炉 建 屋 内 の 原 子炉 区 域
外 及 び そ の 他 の建 屋 内 ） で の 可 搬 型 計 測 器 接 続 に よ る 監 視 パ ラ
メ ー タ 計 測 の タイ ム チ ャ ー ト を 示 す。
（ 58-9）経過時間（分）
4

手順の項目

6

8

10

接続開始

要員（数）

12

14

16

18

14

16

18

備考

接続完了，計測開始
１測定点あたり，10分（接続，測定のみ）

可搬計測器によるパラメータ確認（中央制御室での接続）

中央制御室運転員Ａ，
Ｂ

2中 央 制 御 室 で の可 搬 型 計 器 接 続
経過時間（分）
4

手順の項目

6

8

10

接続開始

要員（数）

12

備考

接続完了，計測開始

移動

可搬計測器によるパラメータ確認（現場での接続）

現場運転員Ｃ，Ｄ

2

１測定点あたり，10分（接続，測定のみ）

原 子 炉 建 屋 内 の原 子 炉 区 域 外 及 び そ の 他 の 建 屋 内 で の 可 搬 型 計 器 接 続
図 3.15-2

可 搬 型 計 器 に よ る 監 視パ ラ メ ー タ 計 測 の タイ ム チ ャ ー ト ＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての
1.15 で 示 す タ イ ム チ ャ ー ト(5) 悪 影 響 の 防 止 （ 設 置 許 可 基 準 規則 第 43 条 第 1 項 五 ）(ⅰ ) 要 求 事 項
工 場 等 内 の 他 の 設 備 に 対 し て 悪 影 響を 及 ぼ さ な い も の であ る
こと。
(ⅱ ) 適 合 性
基 本 方 針 に つ い て は ，「 2.3.1 多様 性 ，位 置 的 分 散 ，悪 影 響
防 止 等 」 に 示 す。
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを計測す
る 設 備 の う ち ，多 重 性 を 有 す る パ ラメ ー タ の 計 測 装 置 は，チ ャン ネ ル 相 互 を 物理 的 ，電 気 的 に分 離 し ，チ ャ ン ネ ル 間 の独 立 を
添 3.15-26

図 る 設 計 と す る 。ま た ，重 要 監視 パ ラ メ ー タ 及 び 重 要 代替 監 視パラメータの計測装置の間においてもパラメータ相互をヒュ
ー ズ に よ り 電 気 的 に 分 離 す る こ と で，他 の 設 備 に 悪 影 響を 及 ぼ
さない設計とする。
安 全 パ ラ メ ー タ 表 示 シ ス テ ム（ SPDS）は ，通 常 時 は 他系 統 と
隔 離 さ れ た 系 統 構 成 と な っ て お り，通 常 時 の 系 統 構 成 を変 え る
ことなく重大事故等対処設備としての系統構成ができる設計と す る こ と で ， 他 の 設 備 に 悪 影 響 を及 ぼ さ な い 設 計 と する 。
可 搬 型 計 測 器 は ，通 常 時 に 接 続 先 の系 統 と 分 離 さ れ た 状 態 であること及び重大事故等時は重大事故等対処設備として系統構 成 を す る こ と で ，他 の 設 備 に 悪 影響 を 及 ぼ さ な い 設 計と す る。
（ 58-3）(6)設 置 場 所 （ 設 置 許 可 基 準 規 則第 43 条 第 1 項 六 ）(ⅰ ) 要 求 事 項
想 定 さ れ る 重 大 事 故 等 が 発 生 し た 場合 に お い て 重 大 事 故等 対
処 設 備 の 操 作 及び 復 旧 作 業 を 行 う こと が で き る よ う ，放 射 線 量が 高 く な る お そ れ が 少 な い 設 置 場 所の 選 定 ， 設 置 場 所へ の 遮 蔽
物 の 設 置 そ の 他 の 適 切 な 措 置 を 講 じた も の で あ る こ と 。
(ⅱ ) 適 合 性
基 本 方 針 に つ い て は ，「 2.3.3 環 境条 件 等 」 に 示 す 。
重 要 監 視 パ ラ メ ー タ 及 び 重 要 代 替 監視 パ ラ メ ー タ を 計 測す る
設 備 は ， 重 大 事 故 等 時 に お い て 中 央制 御 室 に て 監 視 で きる 設 計
で あ り 現 場 に お け る 操 作 は 発 生 し ない 。
格 納 容 器 内 水 素 濃 度 及 び 格 納 容 器 内酸 素 濃 度 は ， 原 子 炉建 屋
原 子 炉 区 域 内 に設 置 さ れ て い る 設 備で あ る が ， 中 央 制 御 室 の 格
納 容 器 内 雰 囲 気 モ ニ タ 盤 か ら 操 作 可能 な 設 計 で あ り ，操 作 位 置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。
フ ィ ル タ 装 置 水 素 濃 度 は ， 原 子 炉 建 屋 内 の 原 子 炉 区 域 外の 格
納 容 器 ベ ン ト ラ イ ン 水 素 サ ン プ リ ング ラ ッ ク 及 び FCVS 出 口 水
素 サ ン プ リ ン グ ラ ッ ク に 設 置 さ れ てお り ， 操 作 位 置 の 放 射 線 量が 高 く な る お そ れ が 少 な い た め 操 作が 可 能 で あ る 。
フ ィ ル タ 装 置 ス ク ラ バ 水 pH は ，屋 外 の 格 納 容 器 フ ィ ル タベ ン
ト 装 置 pH サン プ リ ン グ ラ ッ ク に 設置 さ れ て お り ， 操 作位 置 の
放 射 線 量 が 高 く な る お そ れ が 少 な いた め 操 作 が 可 能 で ある 。
使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 監 視 カ メ ラ 用空 冷 装 置 は ， 原 子 炉建 屋
内 の 原 子 炉 区 域外 地 上 4 階 に 設 置 され て お り ， 操 作 位置 の 放 射線 量 が 高 く な る お そ れ が 少 な い た め操 作 が 可 能 で あ る 。
添 3.15-27

安 全 パ ラ メ ー タ 表 示 シ ス テ ム（ SPDS）の う ち SPDS 表 示 装 置 は，
5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 内に 設 置 さ れ て お り ，操 作 位
置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。
可 搬 型 計 測 器 は， 中 央 制 御 室 ， 原 子炉 建 屋 内 の 原 子 炉 区域 外
及びその他の建屋内で計装ケーブルの接続及び操作が可能で
あ り ， 操 作 位 置 の 放 射 線 量 が 高 く なる お そ れ が 少 な い ため 操 作が可能である。
表 3.15-9 に 操 作 対 象 機 器 設 置 場 所 を 示 す 。
表 3.15-9
機器名称

操作対象機器設置場所

設置場所
原 子 炉 建 屋 地 上 3 階 及 び 中 3 階（ 6 号 炉 ）（原子炉建屋原子炉区域内）
原子炉建屋地上中 3 階（7 号炉）（原子炉建屋原子炉区域内）
原 子 炉 建 屋 地 上 3 階 及 び 中 3 階（ 6 号 炉 ）（原子炉建屋原子炉区域内）
原子炉建屋地上中 3 階（7 号炉）（原子炉建屋原子炉区域内）
原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋内の原子炉区域外）

原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋
内 の 原 子 炉 区 域 外 ）／ 中 央 制 御 室

屋外

屋外／中央制御室

原子炉建屋地上 4 階（原子炉建屋内の原子炉区域外）

原子炉建屋地上 4 階（原子炉建屋内の原子炉区域外）

原子炉建屋地上 4 階（原子炉建屋内の原子炉区域外）

原子炉建屋地上 4 階（原子炉建屋内の原子炉区域外）

安全パラメータ表示シス テ ム （ SPDS）

5 号炉原子炉建屋地上 3 階（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所）

5 号炉原子炉建屋地上 3 階（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所）

可搬型計測器

中央制御室
原子炉建屋地下 1 階（原子炉建屋内の原子炉区域外）
タービン建屋地下中 2 階（その他の建屋内）

中央制御室
原子炉建屋地下 1 階（原子炉建屋内の原子炉区域外）
タービン建屋地下中 2 階（その他の建屋内）

格納容器内水素濃度（サンプリング装置）

格納容器内酸素濃度（サンプリング装置）
フィルタ装置水素濃度（サンプリング装置）
フィルタ装置ス ク ラ バ 水 pH
（サンプリング装置）
使用済燃料貯蔵プール
監視カメラ用空冷装置
使用済燃料貯蔵プール
監視カメラ用空冷装置
空気供給弁操作／監視場所
中央制御室／中央制御室

中央制御室／中央制御室（ 58-3）（ 58-9）

添 3.15-28

3.15.2.1.3.2 設 置 許 可 基 準 規 則 第 43 条 第 2 項 へ の 適 合 方 針(1) 容 量 （ 設 置 許 可 基 準 規 則第 43 条 第 2 項 一 ）(ⅰ ) 要 求 事 項
想 定 さ れ る 重 大 事 故 等 の 収 束 に 必 要な 容 量 を 有 す る も ので あること。
(ⅱ ) 適 合 性
基 本 方 針 に つ い て は ，「 2.3.2 容 量等 」 に 示 す 。
常 設 の 重 大 事 故 等 対 処 設 備 の う ち 以下 の パ ラ メ ー タ を 計測 する 設 備 は ， 設 計 基 準 事 故 時 の 計 測 機能 と 兼 用 し て お り ，設 計 基
準 事 故 時 に 使 用 す る 場 合 の 計 測 範 囲が ， 計 器 の 不 確 か さを 考 慮
しても設計基準を超える状態において発電用原子炉施設の状
態 を 推 定 で き る た め ， 設 計 基 準 事故 対 処 設 備 と 同 仕 様 の設 計 とする。
・原子炉圧力・ 原 子 炉 水 位 （広 帯 域 ）・ 原 子 炉 水 位 （燃 料 域 ）・原子炉隔離時冷却系系統流量
・高圧炉心注水系系統流量・残留熱除去系系統流量・格納容器内水素濃度
・ 格 納 容 器 内 雰囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ D/W）・ 格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （S/C）
・起動領域モニタ
・平均出力領域モニタ
・残留熱除去系熱交換器入口温度・残留熱除去系熱交換器出口温度・原子炉補機冷却水系系統流量・ 残 留 熱 除 去 系 熱 交 換 器 入 口 冷 却 水流 量・高圧炉心注水系ポンプ吐出圧力・残留熱除去系ポンプ吐出圧力・格納容器内酸素濃度
・ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・ 温 度（ SA 広 域 ）常 設 の 重 大 事 故 等 対 処 設 備 の う ち 以下 の パ ラ メ ー タ を 計測 する 設 備 は ， 計 器 の 不 確 か さ を 考 慮 して も 設 計 基 準 を 超 える 状 態に お い て 発 電 用 原 子 炉 施 設 の 状 態 を推 定 で き る 設 計 と する 。
・原子炉圧力容器温度
・ 原 子 炉 圧 力 （ SA）
添 3.15-29

・ 原 子 炉 水 位 （SA）
・高圧代替注水系系統流量・ 復 水 補 給 水 系 流 量 （RHR A系 代 替 注 水 流 量 ）・ 復 水 補 給 水 系 流 量 （RHR B系 代 替 注 水 流 量 ）・ 復 水 補 給 水 系 流 量 （ 格 納 容 器 下 部注 水 流 量 ）・ドライウェル雰囲気温度
・ サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ ン バ 気 体 温度・ サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ ン バ ・ プ ール 水 温 度
・ 格 納 容 器 内 圧 力 （ D/W）・ 格 納 容 器 内 圧 力 （ S/C）・ サ プ レ ッ シ ョ ン ・ チ ェ ン バ ・ プ ール 水 位
・格納容器下部水位・ 格 納 容 器 内 水 素 濃 度 （SA）
・ 復 水 補 給 水 系 温 度 （ 代 替 循 環 冷 却）・フィルタ装置水位・フィルタ装置入口圧力・フィルタ装置出口放射線モニタ
・フィルタ装置水素濃度・フィルタ装置金属フィルタ差圧・ フ ィ ル タ 装 置 ス ク ラ バ 水 pH
・耐圧強化ベント系放射線モニタ・ 復 水 貯 蔵 槽 水 位 （ SA）
・復水移送ポンプ吐出圧力・原子炉建屋水素濃度・ 静 的 触 媒 式 水 素 再 結 合 器 動 作 監視 装 置
・ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・ 温 度（ SA）
・ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 放 射 線 モ ニタ （ 高 レ ン ジ ・ 低 レン ジ ）・使用済燃料貯蔵プール監視カメラ（ 使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 監 視 カ メ ラ用 空 冷 装 置 を 含 む ）（ 58-6）
安 全 パ ラ メ ー タ 表 示 シ ス テ ム （ SPDS） は ， 設 計 基 準 対 象 施 設として必要となるデータ量を伝送及び表示を可能な設計とする。
ま た ， 重 大 事 故 時 ， 発 電 所 内 の 必 要の あ る 場 所 に 必 要 なデ ー
タ 量 を 伝 送 及 び 表 示 が 可 能 な 設 計 とす る 。
安 全 パ ラ メ ー タ 表 示 シ ス テ ム （ SPDS） の う ち SPDS 表 示装 置
は ，5 号 炉 原 子炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策所 内 に 1 式 を 設 置 し， 保 守
点 検 又 は 故 障 時 の バ ッ ク ア ッ プ 用 とし て ， 自 主 的 に １ 式 を 保 管
添 3.15-30

する設計とする。
(2) 共 用 の 禁 止 （ 設 置 許 可 基 準 規 則第 43 条 第 2 項 二 ）(ⅰ ) 要 求 事 項
二 以 上 の 発 電 用 原 子 炉 施 設 に お い て共 用 す る も の で な いこ と 。
た だ し ， 二 以 上 の 発 電 用 原 子 炉 施 設と 共 用 す る こ と に よっ て 当
該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって ， 同 一 の 工 場 等 内 の 他 の 発 電 用 原子 炉 施 設 に 対 し て 悪影 響 を
及 ぼ さ な い 場 合 は ， こ の 限 り で な い。
(ⅱ ) 適 合 性
基 本 方 針 に つ い て は ，「 2.3.1 多 様性 ， 位 置 的 分 散 ， 悪影 響
防 止 等 」 に 示 す。
重 要 監 視 パ ラ メ ー タ 及 び 重 要 代 替 監視 パ ラ メ ー タ を 計 測す る
設 備 は ， 二 以 上 の 発 電 用 原 子 炉 施 設に お い て 共 用 し な い 設 計 とする。
安 全 パ ラ メ ー タ 表 示 シ ス テ ム （ SPDS） は ， 号 炉 の 区 分 け な く
通 信 連 絡 す る こ と で ， 必 要 な 情 報（ 相 互 の プ ラ ン ト 状 況， 運 転
員 の 対 応 状 況 等 ） を 共 有 ・ 考 慮 し なが ら 総 合 的 な 管 理 （事 故 処
理 を 含 む 。） を 行 う こ と が で き ， 安 全 性 の 向 上 が 図 れ る こ と から ，6 号 及 び 7 号 炉 で 共 有 す る 設 計と す る 。
ま た ， 安 全 パ ラメ ー タ 表 示 シ ス テ ム （ SPDS） は ， 共 用 によ り
悪 影 響 を 及 ぼ さ な い よ う ， 6 号 及 び 7 号 炉 に 必 要 な 容 量を 確 保
す る と と も に ， 号 炉 の 区 分 け な く 通信 連 絡 が 可 能 な 設 計と す る 。
(3) 設 計 基 準 事故 対 処 設 備 と の 多 様性（ 設 置 許 可 基 準 規則 第 43 条 第2 項三）(ⅰ ) 要 求 事 項
常 設 重 大 事 故 防 止 設 備 は ， 共 通 要 因に よ っ て 設 計 基 準 事故 対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがな
い よ う ， 適 切 な 措 置 を 講 じ た も の であ る こ と 。
(ⅱ ) 適 合 性
基 本 方 針 に つ い て は ，「 2.3.1 多 様性 ， 位 置 的 分 散 ， 悪影 響
防 止 等 」 に 示 す。
重 要 代 替 監 視 パ ラ メ ー タ を 計 測 す る設 備 は ， 重 要 監 視 パラ メ
ー タ と 異 な る 物 理 量 （ 水 位 ， 注 水 量 等 ） の 計 測 又 は 測 定原 理 とす る こ と で ， 重 要 監 視 パ ラ メ ー タ を計 測 す る 設 備 に 対 して 可 能
な限り多様性を持った計測方法により計測できる設計とする。
添 3.15-31

重 要 代 替 監 視 パ ラ メ ー タ は 重 要 監 視パ ラ メ ー タ と 可 能 な限 り
位置的分散を図る設計とする。
安 全 パ ラ メ ー タ 表 示 シ ス テ ム（ SPDS）は ，共 通 要 因 に よ っ て ，
そ の 機 能 が 損 な わ れ る こ と を 防 止 する た め に ， 可 能 な 限 り 多 様性を確保し，頑健性を持たせた設計とする（詳細については，「3.19 通 信 連絡 を 行 う た め に 必 要な 設 備 」 で 示 す ）。
重 要 監 視 パ ラ メ ー タ を 計 測 す る 設 備及 び 重 要 代 替 監 視 パラ メ
ー タ を 計 測 す る 設 備 の 電 源 は ， 共通 要 因 に よ っ て 同 時 に機 能 を
損 な わ な い よ う ， 非 常 用 交 流 電 源 設備 に 対 し て 多 様 性 を有 す る
常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備から給電が 可 能 な 設 計 とす る 。
電 源 設 備 の 多 様 性 ，位 置 的 分 散 に つ い て は「 3.14 電 源 設備【57条】」 に 記 載 す る 。
（58-2） （58-3）

添 3.15-32

3.15.2.1.3.3
設 置 許 可 基 準 規 則 第 43 条 第 3 項 へ の 適 合 方 針(1) 容 量 （ 設 置 許 可 基 準 規 則第 43 条 第 3 項 一 ）(ⅰ ) 要 求 事 項
想 定 さ れ る 重 大 事 故 等 の 収 束 に 必 要な 容 量 に 加 え ， 十 分に 余
裕 の あ る 容 量 を 有 す る も の で あ る こと 。
(ⅱ ) 適 合 性
基 本 方 針 に つ い て は ，「 2.3.2 容 量等 」 に 示 す 。
可 搬 型 計 測 器 は ，原 子 炉 圧 力 容 器 及 び 原 子 炉 格 納 容 器 内の 温
度 ，圧力 ，水 位 及 び 流 量（注 水 量 ） 等 の 計 測 用 と し て 6号 炉 ，7号 炉 そ れ ぞ れ 1セ ッ ト 24個 （ 測 定 時 の 故 障 を 想 定 し た 予 備 と して ， 6号 炉 ， 7号 炉 そ れ ぞ れ 1個 含 む ） 使 用 す る 。 保 有 数 は ， 故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として24個（6号 及 び 7号 炉 共 用 ）を 含め て 合 計 72個 を 分 散 し て 保 管 す
る設計とする。
（58-3）（ 58-9）(2) 確 実 な 接 続 （ 設 置 許 可 基 準 規則 第 43 条 第 3 項 二 ）(ⅰ ) 要 求 事 項
常 設 設 備 （ 発 電 用 原 子 炉 施 設 と 接 続さ れ て い る 設 備 又 は短 時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をい う 。 以 下 同 じ 。） と 接 続 す る も の に あ っ て は ， 当 該 常 設 設 備と 容 易 か つ 確 実 に 接 続 す る こ と が でき ， か つ ， 二 以 上 の系 統 又は 発 電 用 原 子 炉 施 設 が 相 互 に 使 用 する こ と が で き る よ う， 接 続部の規格の統一その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ ) 適 合 性
基 本 方 針 に つ いて は ，「 2.3.4 操 作 性 及 び 試 験・検 査 性 」に示す。
可 搬 型 計 測 器 の 計 装 ケ ー ブ ル の 接 続は ， ボ ル ト ・ ネ ジ 接 続 とし ， 接 続 規 格を 統 一 す る こ と に よ り ， 一 般 的 に 使 用 さ れる 工 具
を 用 い て 容 易 かつ 確 実 に 接 続 操 作 可能 な 設 計 と す る 。
（ 58-9）(3) 複 数 の 接 続 口 （ 設 置 許 可 基 準 規則 第 43 条 第 3 項 三 ）(ⅰ ) 要 求 事 項
常 設 設 備 と 接 続 す る も の に あ っ て は， 共 通 要 因 に よ っ て接 続
す る こ と が で き な く な る こ と を 防 止す る た め ， 可 搬 型重 大 事 故等 対 処 設 備 （ 原 子 炉 建 屋 の 外 か ら 水又 は 電 力 を 供 給 す るも の に
添 3.15-33

限 る 。） の 接 続 口 を そ れ ぞ れ 互 い に 異 な る 複 数 の 場 所 に 設 け るものであること。
(ⅱ ) 適 合 性
基 本 方 針 に つ い て は ，「 2.3.1 多様 性 ，位 置 的 分 散 ，悪 影 響
防 止 等 」 に 示 す。
可 搬 型 計 測 器 は，原 子 炉 建 屋 の 外 から 水 又 は 電 力 を 供 給 す る
設 備 で は な く ，中 央 制 御 室 ，原子 炉 建 屋 内 の 原 子 炉 区 域外 及 び
そ の 他 の 建 屋 内 か ら 接 続 可 能 な 設 計と す る 。
（ 58-9）(4) 設 置 場 所 （ 設 置 許 可 基 準 規 則第 43 条 第 3 項 四 ）(ⅰ ) 要 求 事 項
想 定 さ れ る 重 大 事 故 等 が 発 生 し た 場合 に お い て 可 搬 型 重大 事
故 等 対 処 設 備 を 設 置 場 所 に 据 え 付 け， 及 び 常 設 設 備 と 接続 す る
こ と が で き る よ う ， 放 射 線 量 が 高 くな る お そ れ が 少 な い設 置 場
所 の 選 定 ， 設 置 場 所 へ の 遮 蔽 物 の 設置 そ の 他 の 適 切 な 措置 を 講じたものであること。
(ⅱ ) 適 合 性
基 本 方 針 に つ い て は ，「 2.3.3 環 境条 件 等 」 に 示 す 。
可 搬 型 計 測 器 の 計 装 ケ ー ブ ル の 接 続は ， 線 源 か ら の 離 隔距 離に よ り 放 射 線 量 が 高 く な る お そ れ の少 な い 設 置 場 所 で ある ， 中
央 制 御 室 ， 原子 炉 建 屋 内 の 原 子 炉 区域 外 及 び そ の 他 の 建屋 内 で操作可能な設計とする。
（ 58-3）（ 58-9）(5) 保 管 場 所 （ 設 置 許 可 基 準 規 則第 43 条 第 3 項 五 ）(ⅰ ) 要 求 事 項
地 震 ， 津 波 そ の 他 の 自 然 現 象 又 は 故意 に よ る 大 型 航 空 機の 衝
突 そ の 他 の テ ロ リ ズ ム に よ る 影 響， 設 計 基 準 事 故 対 処 設備 及 び
重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮した上で常設
重 大 事 故 等 対 処 設 備 と 異 な る 保 管 場所 に 保 管 す る こ と 。
(ⅱ ) 適 合 性
基 本 方 針 に つ い て は ，「 2.3.1 多様 性 ，位 置 的 分 散 ，悪 影 響
防 止 等 」 に 示 す。
可 搬 型 計 測 器 は，重 要 監 視 パ ラ メ ータ 及 び 重 要 代 替 監 視 パ ラ
メータを計測する設備とは異なる場所であるコントロール建
添 3.15-34

屋 内 及 び 5号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 内 に 保 管 す る こ と とし，位置的分散を図る設計とする。
（ 58-3）（ 58-9）(6) ア ク セ ス ル ー ト の 確 保 （ 設 置 許可 基 準 規 則第 43 条 第 3 項 六 ）(ⅰ ) 要 求 事 項
想 定 さ れ る 重 大 事 故 等 が 発 生 し た 場合 に お い て ， 可 搬 型重 大事 故 等 対 処 設 備 を 運 搬 し ， 又 は 他の 設 備 の 被 害 状 況 を 把握 す る
た め ， 工 場 等 内 の 道 路 及 び 通 路 が 確保 で き る よ う ， 適 切な 措 置を講じたものであること。
(ⅱ ) 適 合 性
基 本 方 針 に つ いて は ，「 2.3.4 操 作 性 及 び 試 験・検 査 性 」に示す。
可 搬 型 計 測 器 は， コ ン ト ロ ー ル 建 屋 内 及 び 5 号 炉 原 子 炉 建 屋
内 緊 急 時 対 策 所 内 に て 保 管 し て お り， 可 搬 型 計 測 器 の 計装 ケ ー
ブ ル の 接 続 は ， 線 源 か ら の 離 隔 距 離に よ り 放 射 線 量 が 高く な る
お そ れ の 少 な い設 置 場 所 で あ る ， 中 央 制 御 室 ， 原 子 炉 建屋 内 の
原 子 炉 区 域 外 及び そ の 他 の 建 屋 内 であ り ， ア ク セ ス ル ー ト は 確
保されている。
（ 58-3）（ 58-9）(7) 設 計 基 準 事 故 対 処 設 備 及 び 常 設 重大 事 故 等 防 止 設 備 との 多 様 性（ 設 置 許 可 基 準規 則 第 43 条 第 3 項 七 ）(ⅰ ) 要 求 事 項
重 大 事 故 防 止 設 備 の う ち 可 搬 型 の もの は ，共 通 要 因 に よ っ て，
設 計 基 準 事 故 対処 設 備 の 安 全 機 能 ， 使 用 済 燃 料 貯 蔵 槽 の 冷 却 機
能若しくは注水機能又は常設重大事故防止設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にそ の 機 能 が 損 な わ れ る お そ れ が な いよ う ， 適 切 な 措 置を 講 じ たものであること。
(ⅱ ) 適 合 性
基 本 方 針 に つ い て は ，「 2.3.1 多様 性 ，位 置 的 分 散 ，悪 影 響
防 止 等 」 に 示 す。
可 搬 型 計 測 器 は， 地 震 ， 津 波 そ の 他 の 自 然 現 象 又 は 故 意に よる 大 型 航 空 機 の 衝 突 そ の 他 の テ ロ リズ ム に よ る 影 響 ，設 計 基 準
事 故 対 処 設 備 の配 置 そ の 他 の 条 件 を考 慮 し ， コ ン ト ロ ー ル 建 屋
内 及び 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対策 所 内 に 保 管 す る こ と で 位
添 3.15-35

置的分散を図る設計とする。
（ 58-3）（ 58-9）

添 3.15-36

表 3.15-10
1.15

重大事故等対策における手順書の概要

方針目的

事故時の計装に関する手順等
重大事故等が発生し，計測機器の故障により，当該重大事故等に対処するために監視す
ることが必要なパラメータを計測することが困難となった場合において，当該パラメータを推定するために有効な情報を把握するため，計器故障時の対応，計器の計測範囲を超えた場合への対応，計器電源喪失時の対応，計測結果を記録する手順等を整備する。

パラメータの選定及び分類

重大事故等に対処するために監視することが必要となるパラメータを技術的能力に係る審 査 基 準 1.1～ 1.15の 手 順 着 手 の 判 断 基 準 及 び 操 作 手 順 に 用 い る パ ラ メ ー タ 並 び に 有 効 性
評価の判断及び確認に用いるパラメータから抽出し，これを抽出パラメータとする。
抽出パラメータのうち，炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために把握することが必要な発電用原子炉施設の状態を直接監視するパラメータを主要パラメータとする。
また，計器の故障，計器の計測範囲（把握能力）の超過及び計器電源の喪失により，主要パラメータを計測することが困難となった場合において，主要パラメータの推定に必要なパラメータを代替パラメータとする。
一方，抽出パラメータのうち，発電用原子炉施設の状態を直接監視することはできない
が，電源設備の受電状態，重大事故等対処設備の運転状態及びその他の設備の運転状態に
より発電用原子炉施設の状態を補助的に監視するパラメータを補助パラメータとする。
主要パラメータは，以下のとおり分類する。
・重要監視パラメータ
主要パラメータのうち，耐震性，耐環境性を有し，重大事故等対処設備としての要
求 事 項 を 満 た し た 計 器 を 少 な く と も 1つ 以 上 有 す る パ ラ メ ー タ を い う 。
・有効監視パラメータ
主要パラメータのうち，自主対策設備の計器のみで計測されるが，計測することが困難となった場合にその代替パラメータが重大事故等対処設備としての要求事項を満たした計器で計測されるパラメータをいう。
代替パラメータは，以下のとおり分類する。
・重要代替監視パラメータ
主要パラメータの代替パラメータを計測する計器が重大事故等対処設備としての要
求 事 項 を 満 た し た 計 器 を 少 な く と も 1つ 以 上 有 す る パ ラ メ ー タ を い う 。
・有効監視パラメータ
主要パラメータの代替パラメータが自主対策設備の計器のみで計測されるパラメー
タをいう。

添 3.15-37

他チャンネル
による計測

主 要 パ ラ メ ー タ を 計 測 す る 多 重 化 さ れ た 重 要 計 器 が ，計 器 の 故 障 に よ り 計 測
す る こ と が 困 難 と な っ た 場 合 に お い て ，他 チ ャ ン ネ ル の 重 要 計 器 に よ り 計 測 できる場合は，当該計器を用いて計測を行う。

代替パラメータによる推定

計器故障時監視機能喪失時

対応手段等

主要パラメータを計測する計器の故障により主要パラメータの監視機能が喪失した場合は，代替パラメータにより主要パラメータを推定する。
推 定 に 当 た り ，使 用 す る 計 器 が 複 数 あ る 場 合 は ，代 替 パ ラ メ ー タ と 主 要 パ ラ
メ ー タ の 関 連 性 ，検 出 器 の 種 類 ，使 用 環 境 条 件 ，計 測 さ れ る 値 の 不 確 か さ 等 を考慮し，使用するパラメータの優先順位をあらかじめ定める。
代替パラメータによる主要パラメータの推定は，以下の方法で行う。
・同一物理量（温度，圧力，水位，放射線量率，水素濃度及び中性子束）により推定・水位を注水源若しくは注水先の水位変化又は注水量及び吐出圧力により推定・流量を注水源又は注水先の水位変化を監視することにより推定
・除熱状態を温度，圧力，流量等の傾向監視により推定
・ 必 要 な pHが 確 保 さ れ て い る こ と を ， フ ィ ル タ 装 置 水 位 の 水 位 変 化 に よ り
推定・圧力又は温度を水の飽和状態の関係により推定・注水量を注水先の圧力から注水特性の関係により推定
・原 子 炉 格 納 容 器 内 の 水 位 を 格 納 容 器 内 圧 力（ D/W）と 格 納 容 器 内 圧 力（ S/C）の差圧により推定・未臨界状態の維持を制御棒の挿入状態により推定
・酸素濃度をあらかじめ評価したパラメータの相関関係により推定
・水素濃度を装置の作動状況により推定
・エリア放射線モニタの傾向監視により格納容器バイパス事象が発生したことを推定する・原子炉格納容器への空気（酸素）の流入の有無を原子炉格納容器内圧力により推定・ 使 用 済 燃 料 プ ー ル の 状 態 を 同 一 物 理 量 (温 度 及 び 水 位 )， あ ら か じ め 評 価した水位と放射線量率の相関関係及びカメラによる監視により，使用済
燃料プールの水位又は必要な水遮蔽が確保されていることを推定
・ 原 子 炉 圧 力 容 器 内 の 圧 力 と 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 圧 力 （ S/C） の 差 圧 に よ り
原子炉圧力容器の満水状態を推定する

添 3.15-38代替パラメータによる推定

計器の計測範囲（把握能力）を超えた場合

監視機能喪失時対応手段等

原 子 炉 圧 力 容 器 内 の 温 度 ，圧 力 及 び 水 位 ，並 び に 原 子 炉 圧 力 容 器 及 び 原 子 炉
格 納 容 器 へ の 注 水 量 を 計 測 す る パ ラ メ ー タ の う ち ，パ ラ メ ー タ の 値 が 計 器 の 計
測 範 囲 を 超 え る も の は ，原 子 炉 圧 力 容 器 内 の 温 度 及 び 水 位 ，並 び に 原 子 炉 圧 力
容器及び原子炉格納容器への注水量である。
これらのパラメータの値が計器の計測範囲を超えた場合に発電用原子炉施設の状態を推定するための手順を以下に示す。
・原子炉圧力容器内の温度のパラメータである原子炉圧力容器温度が計測
範囲を超えた場合は，炉心損傷状態と推定して対応する。
・原子炉圧力容器内の水位のパラメータである原子炉水位が計測範囲を超えた場合は，高圧代替注水系系統流量，原子炉隔離時冷却系系統流量，
高 圧 炉 心 注 水 系 系 統 流 量 ， 復 水 補 給 水 系 流 量 （ RHR A系 代 替 注 水 流 量 ） ，
復 水 補 給 水 系 流 量 （ RHR B系 代 替 注 水 流 量 ） ， 残 留 熱 除 去 系 系 統 流 量 の う
ち，機器動作状態にある流量計より崩壊熱除去に必要な水量の差を算出
し，直前まで判明していた水位に変換率を考慮することにより原子炉圧
力容器内の水位を推定する。
な お ， 原 子 炉 圧 力 容 器 内 が 満 水 状 態 で あ る こ と は ， 原 子 炉 圧 力 (SA)と 格
納 容 器 内 圧 力 (S/C)の 差 圧 に よ り ， 原 子 炉 圧 力 容 器 内 の 水 位 が 有 効 燃 料 棒
頂部以上であることは，原子炉圧力容器温度により監視可能である。
・原子炉圧力容器への注水量を監視するパラメータである復水補給水系流
量 （ RHR A系 代 替 注 水 流 量 ） が 計 測 範 囲 を 超 え た 場 合 に お い て ， 低 圧 代 替
注水系使用時は，水源である復水貯蔵槽の水位又は注水先である原子炉
圧力容器内の水位変化により注水量を推定する。また，代替循環冷却系
使用時は，注水先である原子炉圧力容器内の水位変化により注水量を推定する。
・原子炉格納容器への注水量を監視するパラメータである復水補給水系流量 (格 納 容 器 下 部 注 水 流 量 )が 計 測 範 囲 を 超 え た 場 合 は ， 水 源 で あ る 復 水
貯蔵槽の水位又は注水先である原子炉格納容器内の水位変化により注水量を推定する。

可搬型計測器による計測

原 子 炉 圧 力 容 器 内 の 温 度 ，圧 力 及 び 水 位 ，並 び に 原 子 炉 圧 力 容 器 及 び 原 子 炉
格納容器への注水量を計測するパラメータ以外で計器の計測範囲を超えた場
合は，可搬型計測器により計測することも可能である。

添 3.15-39

計器電源喪失時
パラメータ記録

対応手段等

全交流動力電源喪失が発生した場合は，以下の手段により計器へ給電し，重要監
視パラメータ及び重要代替監視パラメータを計測又は監視する。
・所内蓄電式直流電源設備から給電する。
・代替交流電源設備等から給電する。
・直 流 電 源 が 枯 渇 す る お そ れ が あ る 場 合 は ，可 搬 型 直 流 電 源 設 備 等 か ら 給 電 す る 。
代替電源（交流，直流）からの給電が困難となり，中央制御室でのパラメータ監視が不能となった場合は，重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータのうち
手順着手の判断基準及び操作に必要なパラメータを可搬型計測器により計測又は監視する。
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータは，安全パラメータ表示システム （ SPDS） に よ り 計 測 結 果 を 記 録 す る 。
ただし，複数の計測結果を使用し計算により推定する主要パラメータ（使用した計測結果を含む）の値，現場操作時のみ監視する現場の指示値及び可搬型計測器で計測されるパラメータの値は，記録用紙に記録する。

発電用原子炉施設の状態把握

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータの計測範囲，個数，耐震性及び非常用電源からの給電の有無を示し，設計基準を超える状態における発電用原子炉
施設の状態を把握する能力を明確化する。

確からしさの考慮
可搬型計測器による計測又は監視の留意事項

配慮すべき事項

圧力のパラメータと温度のパラメータを水の飽和状態の関係から推定する場合
は，水が飽和状態でないと不確かさが生じるため，計器が故障するまでの発電用原子炉施設の状況及び事象進展状況を踏まえ，複数の関連パラメータを確認し，有効な情報を得た上で推定する。
推定に当たっては，代替パラメータの誤差による影響を考慮する。
可搬型計測器による計測対象の選定を行う際，同一パラメータにチャンネルが複数ある場合は，いずれか１つの適切なチャンネルを選定し計測又は監視する。同一の物理量について複数のパラメータがある場合は，いずれか１つの適切なパラメー
タを選定し計測又は監視する。

添 3.15-40

表 3.15-11
分類

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（1/12）①原子炉圧力容器内の温度

重要監視パラメータ，
重要代替監視パラメータ

個数

計測範囲

設計基準

把握能力（計測範囲の考え方）

可搬型
計測器
個数

耐震性

電源

原子炉圧力容器温度

20～350℃

最大値：300℃＊4

重大事故等時における損傷炉心の冷却状態を把握し，適切に対応するための判断基準（300℃）に対して，350℃までを監視可能。

1

－(Ss)

AM 用
直流電源

S

区分Ⅰ，Ⅱ，Ⅲ
直流電源

－(Ss)

AM 用
直流電源

原子炉圧力＊1「②原子炉圧力容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。

原子炉圧力（SA）＊1
原子炉水位（広帯域）＊1
原子炉水位（燃料域）＊1「③原子炉圧力容器内の水位」を監視するパラメータと同じ。

原子炉水位（SA）＊1
残留熱除去系熱交換器入口温度＊1

添 3.15-41②原子炉圧力容器内の圧力

原子炉圧力＊2「⑫最終ヒートシンクの確保（残留熱除去系）」を監視するパラメータと同じ。

3

原子炉圧力（SA）＊2

1

0～10MPa[gage]

0～11MPa[gage]

最大値：
8.48MPa[gage]

重大事故等時における原子炉圧力容器最高圧力(8.92MPa[gage])を包絡する範囲として設定。なお，主蒸気逃がし安全弁の手動操作により変動する範囲についても計測範囲に包絡されており，監視可能である。

最大値：
8.48MPa[gage]

原子炉圧力容器最高使用圧力（8.62MPa [gage]）の 1.2
倍（10.34MPa [gage])を監視可能。

原子炉水位（広帯域）＊1
原子炉水位（燃料域）＊1「③原子炉圧力容器内の水位」を監視するパラメータと同じ。

＊1

原子炉水位（SA）

原子炉圧力容器温度＊1「①原子炉圧力容器内の温度」を監視するパラメータと同じ。

1

表 3.15-11
分類

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（2/12）

添 3.15-42③原子炉圧力容器内の水位

重要監視パラメータ，
重要代替監視パラメータ

個数

計測範囲

設計基準

原子炉水位（広帯域）＊23-3200～3500mm＊5-6872～1650mm＊5,7

原子炉水位（燃料域）＊22-4000～1300mm＊6-3680～4843mm＊6,7

1-3200～3500mm＊5-8000～3500mm＊5

原子炉水位（SA）＊2

把握能力（計測範囲の考え方）

炉心の冷却状況を把握する上で，原子炉水位制御範囲（レベル 3～8）及び有効燃料棒底部まで監視可能。

高圧代替注水系系統流量＊1
復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）＊1

原子炉隔離時冷却系系統流量＊1「④原子炉圧力容器への注水量」を監視するパラメータと同じ。

高圧炉心注水系系統流量＊1
残留熱除去系系統流量＊1
原子炉圧力＊1
原子炉圧力（SA）＊1
格納容器内圧力（S/C）＊1

耐震性

電源

S

区分Ⅰ，Ⅱ，Ⅲ
直流電源

S

区分Ⅰ，Ⅱ
直流電源

－(Ss)

AM 用
直流電源＊11

－(Ss)

AM 用
直流電源＊111-6872～1650mm＊5,7
1

復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）＊1

可搬型
計測器
個数

「②原子炉圧力容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。
「⑦原子炉格納容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。

表 3.15-11
分類

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（3/12）

添 3.15-43④原子炉圧力容器への注水量

重要監視パラメータ，
重要代替監視パラメータ

個
数

計測範囲

設計基準

把握能力（計測範囲の考え方）

高圧代替注水系系統流量

10～300m3/h－＊8高圧代替注水系ポンプの最大注水量（182m3/h）を監視可能。

原子炉隔離時冷却系系統流量

10～300m3/h

0～182m3/h

原子炉隔離時冷却系ポンプの最大注水量（182m3/h）を監視可能。

高圧炉心注水系系統流量

20～1000m3/h

0～727m3/h

復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）

10～200m3/h（6 号炉）
0～150m3/h（7 号炉）

復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）1

残留熱除去系系統流量

3

可搬型
計測器
個数

耐震性

電源

－(Ss)

AM 用
直流電源

S

区分Ⅰ
直流電源

高圧炉心注水系ポンプの最大注水量（727m3/h）を監視
可能。

S

区分Ⅱ，Ⅲ
直流電源

－＊8

復水移送ポンプを用いた低圧代替注水系（RHR A 系ライン）における最大注水量（90m3/h）を監視可能。

－(Ss)

AM 用
直流電源＊110～350m3/h－＊8

復水移送ポンプを用いた低圧代替注水系（RHR B 系ライン）における最大注水量（300m3/h）を監視可能。

－(Ss)

AM 用
直流電源＊110～1500m3/h

0～954m3/h

残留熱除去系ポンプの最大注水量（954m3/h）を監視可能。

S

区分Ⅰ，Ⅱ，Ⅲ
直流電源

－(Ss)

AM 用
直流電源＊11

－(Ss)

AM 用
直流電源＊12

復水貯蔵槽水位（SA）＊1「⑭水源の確保」を監視するパラメータと同じ。

サプレッション・チェンバ・プール水位＊1「⑧原子炉格納容器内の水位」を監視するパラメータと同じ。

11

原子炉水位（広帯域）＊1
原子炉水位（燃料域）＊1「③原子炉圧力容器内の水位」を監視するパラメータと同じ。

原子炉水位（SA）＊1⑤原子炉格納容器への注水量

復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）

10～350m3/h－＊8

復水移送ポンプを用いた代替格納容器スプレイ系（RHR B 系ライン）の最大注水量（140m3/h）を監視可能。
1

復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）

復水貯蔵槽水位（SA）＊1
格納容器内圧力（D/W）

0～150m3/h（6 号炉）
0～100m3/h（7 号炉）－＊8

復水移送ポンプを用いた格納容器下部注水系の最大
注水量（90m3/h）を監視可能。

「⑭水源の確保」を監視するパラメータと同じ。

＊1

格納容器内圧力（S/C）＊1
格納容器下部水位＊1

1「⑦原子炉格納容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。
「⑧原子炉格納容器内の水位」を監視するパラメータと同じ。

表 3.15-11
分類

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（4/12）⑥原子炉格納容器内の温度

重要監視パラメータ，
重要代替監視パラメータ

個数

計測範囲

設計基準

ドライウェル雰囲気温度

20～300℃

最大値：138℃

把握能力（計測範囲の考え方）⑦原子炉格納容器内の
圧力

耐震性

電源

1

－(Ss)

AM 用
直流電源＊11，12

－(Ss)

AM 用
直流電源＊11

－(Ss)

AM 用
直流電源

－(Ss)

AM 用
直流電源＊11

－(Ss)

AM 用
直流電源＊11

原子炉格納容器の限界温度（200℃）を監視可能。
＊2

サプレッション・チェンバ気体温度

サプレッション・チェンバ・プール水温度
＊2

1

3

0～300℃

0～200℃

格納容器内圧力（D/W）＊1

格納容器内圧力（D/W）＊2
格納容器内圧力（S/C）＊2

最大値：138℃

最大値：97℃

原子炉格納容器の限界圧力（2Pd：620kPa[gage]）におけるサプレッション・チェンバ・プール水の飽和温度（約 166℃）を監視可能。

1「⑦原子炉格納容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。

格納容器内圧力（S/C）＊1

添 3.15-44

可搬型
計測器
個数

1
1

0～1000kPa[abs]最大値：
246kPa[gage]

0～980.7kPa[abs]最大値：
177kPa[gage]

原子炉格納容器の限界圧力（2Pd：620kPa[gage]）を
監視可能。

1

ドライウェル雰囲気温度＊1「⑥原子炉格納容器内の温度」を監視するパラメータと同じ。
サプレッション・チェンバ気体温度＊1⑧原子炉格納容器内の水位

サプレッション・チェンバ・プール水位

1-6～11m
（T.M.S.L.-7150～＋9850mm）＊9

格納容器下部水位

3+1m,+2m,+3m（T.M.S.L.-5600mm，-4600mm，-3600mm）＊9

復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）＊1
復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）＊1

復水貯蔵槽水位（SA）＊1
格納容器内圧力（D/W）＊1
格納容器内圧力（S/C）＊1-2.59～0m(T.M.S.L.-3740～-1150mm）＊9

ウェットウェルベント操作可否判断（ベントライン高
さ-1m：9.1m）を把握できる範囲を監視可能。
（サプレッション・チェンバ・プールを水源とする非常用炉心冷却系の起動時に想定される変動（低下）水位：-2.59m を監視可能。
）

1

－(Ss)

AM 用
直流電源＊11－＊8

重大事故等時において，原子炉格納容器下部に溶融炉心の冷却に必要な水深（底部から+2m）があることを
監視可能。

1

－(Ss)

AM 用
直流電源＊12「⑤原子炉格納容器への注水量」を監視するパラメータと同じ。
「⑭水源の確保」を監視するパラメータと同じ。
「⑦原子炉格納容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。

表 3.15-11
分類

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（5/12）

重要監視パラメータ，
重要代替監視パラメータ⑨原子炉格納容器内の水素濃度

格納容器内水素濃度＊2

格納容器内水素濃度（SA）＊2

添 3.15-45⑩原子炉格納容器内の放射線量率

格納容器内雰囲気放射線レベル（D/W）

格納容器内雰囲気放射線レベル（S/C）＊2

起動領域モニタ

個数

計測範囲

2

0～30vol%（6 号炉）
0～20vol%/0～100vol%（7 号炉）

2

2

設計基準

把握能力（計測範囲の考え方）

0～6.2vol%重大事故等時に原子炉格納容器内の水素濃度が変動する可能性のある範囲（0～38vol%）を監視可能。なお，6 号炉については，格納容器内水素濃度が 30vol%を超えた場合においても，格納容器内水素濃度（SA）
により把握可能。

0～100vol%10-2～105Sv/h

10Sv/h 未満＊10

炉心損傷の判断値（原子炉停止直後に炉心損傷した場
合は約 10Sv/h）を把握する上で監視可能（上記の判断
値は原子炉停止後の経過時間とともに低くなる）。

10Sv/h 未満＊10

炉心損傷の判断値（原子炉停止直後に炉心損傷した場
合は約 10Sv/h）を把握する上で監視可能（上記の判断
値は原子炉停止後の経過時間とともに低くなる）。

⑪未臨界の維持又は監視

2

10-2～105Sv/h

10

10-1～106 s-1（1.0×103～1.0×109cm-2・s-1）
0～40%又は 0～125%（1.0×108～2.0×1013
cm-2・s-1）

原子炉の停止時から起動時及び起動時から定格出力
運転時の中性子束を監視可能。
なお，起動領域モニタが測定できる範囲を超えた場合
は，平均出力領域モニタによって監視可能。

0～125%（1.2×1012～2.8×
1014 ㎝-2･s-1）

原子炉の起動時から定格出力運転時の中性子束を監視可能。
なお，設計基準事故時及び重大事故等時，一時的に計測範囲を超えるが，負の反応度フィードバック効果により短期間であり，かつ出力上昇及び下降は急峻である。125%を超えた領域でその指示に基づき操作を伴うものでないことから，現状の計測範囲でも運転監視上影響はない。また，重大事故等時においても原子炉再循環ポンプトリップ等により中性子束は低下するた
め，現状の計測範囲でも対応が可能。

定格出力の約 10 倍
平均出力領域モニタ＊2

4＊3

可搬型
計測器
個数

耐震性

電源

－

S

計器，サンプリング装置：
区分Ⅰ，Ⅱ
計測用交流電源

－

－(Ss)

AM 用
直流電源

S

区分Ⅰ
直流電源
区分Ⅱ
計測用交流電源

S

区分Ⅰ
直流電源
区分Ⅱ
計測用交流電源S

区分Ⅰ，Ⅱ，Ⅲ，Ⅳ
バイタル交流電源

S

区分Ⅰ，Ⅱ，Ⅲ，Ⅳ
バイタル交流電
源

－

－

－

－

表 3.15-11
分類

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（6/12）

重要監視パラメータ，
重要代替監視パラメータ

個数

計測範囲

サプレッション・チェンバ・プール水温度＊2
復水補給水系温度（代替循環冷却）復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）＊2
代替循環冷却系⑫最終ヒートシンクの確保

復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）＊2
復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）＊2

設計基準把握能力（計測範囲の考え方）

10～200℃－＊8

代替循環冷却時における復水移送ポンプの最高使用
温度（85℃）に余裕を見込んだ設定とする。

「④原子炉圧力容器への注水量」を監視するパラメータと同じ。
「⑤原子炉格納容器への注水量」を監視するパラメータと同じ。

「③原子炉圧力容器内の水位」を監視するパラメータと同じ。

原子炉水位（SA）＊1
復水移送ポンプ吐出圧力＊1「⑭水源の確保」を監視するパラメータと同じ。

格納容器内圧力（S/C）＊1「⑦原子炉格納容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。

添 3.15-46

サプレッション・チェンバ・プール水位＊1
格納容器下部水位＊1
サプレッション・チェンバ気体温度＊1
ドライウェル雰囲気温度＊1
原子炉圧力容器温度＊1

耐震性

電源

1

－(Ss)

AM 用
直流電源

「⑥原子炉格納容器内の温度」を監視するパラメータと同じ。

原子炉水位（広帯域）＊1
原子炉水位（燃料域）＊1

可搬型
計測器
個数

「⑧原子炉格納容器内の水位」を監視するパラメータと同じ。
「⑥原子炉格納容器内の温度」を監視するパラメータと同じ。
「①原子炉圧力容器内の温度」を監視するパラメータと同じ。

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

表 3.15-11
分類

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（7/12）

格納容器圧力逃がし装置⑫最終ヒートシンクの確保

添 3.15-47

重要監視パラメータ，
重要代替監視パラメータ

個数

計測範囲

設計基準

把握能力（計測範囲の考え方）

可搬型
計測器
個数

耐震性

電源

フィルタ装置水位＊220～6000mm－＊8

スクラバノズル上端を計測範囲のゼロ点とし，フィル
タ装置機能維持のための上限：約 2200mm，下限：約500mm を監視可能。

1

－(Ss)

AM 用
直流電源＊11

フィルタ装置入口圧力

10～1MPa[gage]－＊8

格納容器ベント実施時に，格納容器圧力逃がし装置内の最高圧力（0.62MPa[gage]）が監視可能。

1

－(Ss)

AM 用
直流電源＊11

フィルタ装置出口放射線モニタ

210-2～105mSv/h－＊8

格納容器ベント実施時に，想定されるフィルタ装置出口の最大放射線量率（約 7×104mSv/h）を監視可能。

－

－(Ss)

AM 用
直流電源＊11

－

－(Ss)

1

－(Ss)

AM 用
直流電源＊11

－

－(Ss)

AM 用
直流電源＊11

－

－(Ss)

AM 用
直流電源＊11

フィルタ装置水素濃度

20～100vol%－＊8

格納容器ベント停止後の窒素によるパージを実施し，フィルタ装置及び耐圧強化ベントラインの配管内に滞留する水素濃度が可燃限界濃度（4vol%）以下であることを監視可能。

フィルタ装置金属フィルタ差圧

20～50kPa－＊8フィルタ装置金属フィルタの上限差圧可能。

フィルタ装置スクラバ水 pH

1

pH0～14－＊8

フィルタ装置スクラバ水のpH（pH0～14）が監視可能。

格納容器内圧力（D/W）＊1

サンプリング装
置：区分Ⅰバイ
タル交流電源「⑦原子炉格納容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。

格納容器内圧力（S/C）＊1
格納容器内水素濃度（SA）＊1「⑨原子炉格納容器内の水素濃度」を監視するパラメータと同じ。

耐圧強化ベント系

耐圧強化ベント系放射線モニタ

2

フィルタ装置水素濃度1

格納容器内水素濃度（SA）＊1

が監視

計器：AM 用
直流電源＊1110-2～105mSv/h－＊8

重大事故等時の排気ラインの耐圧強化ベント系放射線モニタ設置位置における最大放射線量率（約 4×104mSv/h）を監視可能。

「⑫最終ヒートシンクの確保（格納容器圧力逃がし装置）」を監視するパラメータと同じ。
「⑨原子炉格納容器内の水素濃度」を監視するパラメータと同じ。

表 3.15-11
分類

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（8/12）

重要監視パラメータ，
重要代替監視パラメータ

個数

計測範囲

設計基準

把握能力（計測範囲の考え方）

可搬型
計測器
個数

耐震性

電源

残留熱除去系熱交換器入口温度＊230～300℃

最大値：182℃

残留熱除去系の運転時における，残留熱除去系系統水の最高使用温度（182℃）を監視可能。

1

C(Ss)

区分Ⅰ，Ⅱ，Ⅲ
直流電源

残留熱除去系熱交換器出口温度

30～300℃

最大値：182℃

残留熱除去系の運転時における，残留熱除去系系統水の最高使用温度（182℃）を監視可能。

1

C(Ss)

区分Ⅰ，Ⅱ，Ⅲ
直流電源

C(Ss)

区分Ⅰ，Ⅱ，Ⅲ
直流電源

C(Ss)

区分Ⅰ，Ⅱ，Ⅲ
直流電源

残留熱除去系系統流量

残留熱除去系

添 3.15-48⑫最終ヒートシンクの確保

原子炉補機冷却水系系統流量＊1

残留熱除去系熱交換器入口冷却水流量＊1「④原子炉圧力容器への注水量」を監視するパラメータと同じ。

3

30～4000m3/h（6 号炉区
分Ⅰ，Ⅱ）
0～3000m3/h（6 号炉区
分Ⅲ，7 号炉区分Ⅰ，
Ⅱ）
0～2000m3/h（7 号炉区
分Ⅲ）

0～2000m3/h（6 号炉）
0～1500m3/h（7 号炉）

0～2200m3/h（6 号炉区分Ⅰ，Ⅱ）
0～1700m3/h（6 号
炉区分Ⅲ）
0～2600m3/h（7 号炉区分Ⅰ，Ⅱ）0 ～ 1600m3/h （ 7号炉区分Ⅲ）

原子炉補機冷却系中間ループ循環ポンプの最大流量（2200m3/h（6 号炉区分Ⅰ，Ⅱ），1700m3/h（6 号炉区
分Ⅲ），2600m3/h（7 号炉区分Ⅰ，Ⅱ），1600m3/h （7号炉区分Ⅲ））を監視可能。
代替原子炉補機冷却水ポンプの最大流量（600m３/h）を監視可能。

0～1200m3/h

残留熱除去系熱交換器入口冷却水流量の最大流量（1200m3/h）を監視可能。
熱交換器ユニット（代替原子炉補機冷却水ポンプ）の最大流量（470m３/h）を監視可能。

1

原子炉圧力容器温度＊1「①原子炉圧力容器内の温度」を監視するパラメータと同じ。

サプレッション・チェンバ・プール水温度＊1「⑥原子炉格納容器内の温度」を監視するパラメータと同じ。

残留熱除去系ポンプ吐出圧力＊1「⑬格納容器バイパスの監視」を監視するパラメータと同じ。

表 3.15-11

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（9/12）

重要監視パラメータ，
重要代替監視パラメータ

分類

個数

計測範囲

設計基準

把握能力（計測範囲の考え方）

可搬型
計測器
個数

原子炉圧力容器内の状態
原子炉格納容器内の状態⑬格納容器バイパスの監視

添 3.15-49

原子炉建屋内の状態

耐震性

電源

B(Ss)

区分Ⅱ，Ⅲ
直流電源

B(Ss)

区分Ⅰ，Ⅱ，Ⅲ
直流電源

原子炉水位（広帯域）＊2「③原子炉圧力容器内の水位」を監視するパラメータと同じ。

原子炉水位（燃料域）＊2
原子炉水位（SA）＊2
原子炉圧力＊2「②原子炉圧力容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。
原子炉圧力（SA）＊2
原子炉圧力容器温度＊1「①原子炉圧力容器内の温度」を監視するパラメータと同じ。

ドライウェル雰囲気温度＊2「⑥原子炉格納容器内の温度」を監視するパラメータと同じ。

格納容器内圧力（D/W）＊2「⑦原子炉格納容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。
格納容器内圧力（S/C）＊1

高圧炉心注水系ポンプ吐出圧力20～12MPa[gage]

最大値：
11.8MPa[gage]

高圧炉心注水系の運転時における，高圧炉心注水系系統の最高使用圧力（約 11.8MPa[gage]）を監視可能。

残留熱除去系ポンプ吐出圧力

30～3.5MPa[gage]

最大値：
3.5MPa[gage]

残留熱除去系の運転時における，残留熱除去系系統の最高使用圧力（約 3.5MPa[gage]）を監視可能。

原子炉圧力＊1「②原子炉圧力容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。
原子炉圧力（SA）＊1

1

表 3.15-11
分類

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（10/12）

重要監視パラメータ，
重要代替監視パラメータ

個数

計測範囲

設計基準

把握能力（計測範囲の考え方）

可搬型
計測器
個数

耐震性

電源

復水貯蔵槽水位（SA）

1

0～16m（6 号炉）
0～17m（7 号炉）

0～15.5m(6 号炉)
0～15.7m(7 号炉)

復水貯蔵槽の底部からオーバーフローレベル（6 号炉：
0～15.5m，7 号炉：0～15.7m）を監視可能。

1

－(Ss)

AM 用
直流電源

サプレッション・チェンバ・プール水位「⑧原子炉格納容器内の水位」を監視するパラメータと同じ。

高圧代替注水系系統流量＊1
復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）＊1⑭水源の確保復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）＊1

原子炉隔離時冷却系系統流量＊1「④原子炉圧力容器への注水量」及び「⑤原子炉格納容器への注水量」を監視するパラメータと同じ。

＊1

高圧炉心注水系系統流量

残留熱除去系系統流量＊1
復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）＊1

原子炉水位（広帯域）＊1

添 3.15-50

原子炉水位（燃料域）＊1「③原子炉圧力容器内の水位」を監視するパラメータと同じ。

原子炉水位（SA）＊1
復水移送ポンプ吐出圧力＊1
残留熱除去系ポンプ吐出圧力＊130～2MPa[gage]－＊8

重大事故等時における，復水補給水系の最高使用圧力（約 1.7MPa[gage]）を監視可能。

「⑬格納容器バイパスの監視」を監視するパラメータと同じ。

1

－(Ss)

AM 用
直流電源＊11,12

表 3.15-11
分類

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（11/12）

重要監視パラメータ，
重要代替監視パラメータ

個数

計測範囲

⑮原子炉建屋内の水素濃度把握能力（計測範囲の考え方）

可搬型
計測器
個数

耐震性

電源

－

－(Ss)

AM 用
直流電源

1

－(Ss)

AM 用
直流電源

S

計器，サンプリング装置：
区分Ⅰ，Ⅱ
計測用交流電源

原子炉建屋水素濃度

80～20vol%－＊8

重大事故等時において，原子炉建屋内の水素燃焼の可能性（水素濃度：4vol%）を把握する上で監視可能（なお，静的触媒式水素再結合器にて，原子炉建屋内の水素濃度を可燃限界である 4vol%未満に低減する）。

静的触媒式水素再結合器 動作監視装置＊1

40～300℃－＊8

重大事故等時において，静的触媒式水素再結合器作動時に想定される温度範囲を監視可能。

2

0～30vol%（6 号炉）
0～10vol%/0～30vol%（7 号炉）

格納容器内酸素濃度

添 3.15-51⑯原子炉格納容器内の酸素濃度

設計基準

4.9vol%以下

重大事故等時に原子炉格納容器内の酸素濃度が変動する可能性のある範囲（0～4.9vol%）を監視可能。

格納容器内雰囲気放射線レベル（D/W）＊1「⑩原子炉格納容器内の放射線量率」を監視するパラメータと同じ。
格納容器内雰囲気放射線レベル（S/C）＊1

格納容器内圧力（D/W）＊1「⑦原子炉格納容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。
格納容器内圧力（S/C）＊1－

表 3.15-11
分類

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（12/12）

重要監視パラメータ，
重要代替監視パラメータ個数

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）

1

＊2

＊13

添 3.15-52⑰使用済燃料プールの監視

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）＊2

使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）＊2＊2

使用済燃料貯蔵プール監視カメラ

1
＊14

計測範囲

設計基準

把握能力（計測範囲の考え方）

T.M.S.L.20180～
31170mm（6 号炉）＊9
T.M.S.L.20180～
31123mm（7 号炉）＊9

T.M.S.L.31395mm（6 号炉）＊9
T.M.S.L.31390mm（7 号炉）＊9

重大事故等により変動する可能性のある使用済燃料プール上部から底部近傍までの範囲にわたり水位を監視可能。

0～150℃

最大値：66℃

重大事故等により変動する可能性のある使用済燃料プールの温度を監視可能。

T.M.S.L.23420～
30420mm（6 号炉）＊9
T.M.S.L.23373～
30373mm（7 号炉）＊9

T.M.S.L.31395mm（6 号炉）＊9
T.M.S.L.31390mm（7 号炉）＊9

重大事故等により変動する可能性のある使用済燃料プール上部から使用済燃料貯蔵ラック上端近傍までの範囲にわたり水位を監視可能。

0～150℃

最大値：66℃

重大事故等により変動する可能性のある使用済燃料プールの温度を監視可能。

－＊8

重大事故等により変動する可能性がある放射線量率の範囲（5×10-2～107mSv/h）にわたり監視可能。

1

101～108mSv/h

1

10-2～105mSv/h（6 号炉）
10-3～104mSv/h（7 号炉）

1

－

－

＊8

重大事故等時において使用済燃料プール及びその周辺の状況を監視可能。

可搬型
計測器
個数

耐震性

電源

C(Ss)

区分Ⅰ
直流電源

－(Ss)

AM 用
直流電源

－(Ss)

AM 用
直流電源

1

－

－

－(Ss)

カメラ：区分Ⅰ
バイタル交流電源
空冷装置：区分Ⅰ
計測用交流電源＊1：重要代替監視パラメータ， ＊2：重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ＊3：局部出力領域モニタの検出器は 208 個であり，平均出力領域モニタの各チャンネルには，52 個ずつの信号が入力される。
＊4：設計基準事故時に想定される原子炉圧力容器の最高圧力に対する飽和温度。
＊5：基準点は蒸気乾燥器スカート下端（原子炉圧力容器零レベルより 1224cm），＊6：基準点は有効燃料棒上端（原子炉圧力容器零レベルより 905cm），＊7：水位は炉心部から発生するボイドを含んでいるため，有効燃料棒頂部を下回ることはない。 ＊8：重大事故等時に使用する設備のため，設計基準事故時は値なし。 ＊9：T.M.S.L. =東京湾平均海面＊10：炉心損傷は，原子炉停止後の経過時間における格納容器内雰囲気放射線レベルの値で判断する。原子炉停止直後に炉心損傷した場合の判断値は約 10Sv/h（経過時間とともに判断値は低くなる）であり，設計基準では炉心損傷しないことからこの値を下回る。
＊11：設置許可基準規則第 47 条,48 条及び 49 条で抽出された計装設備は設計基準事故対処設備に対して，多様性及び独立性を有し，位置的分散を図ることとしており，電源については，非常用所
内電気設備と独立性を有し，位置的分散を設ける設計とする。詳細については，「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）の補足説明資料 57-9」参照。なお，各条文に対するパラメータの選定結果は，補足説明資料 58-11 に整理している。
＊12：設置許可基準規則第 51 条で抽出された計装設備は複数のパラメータとすることで多様性を有しており，復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）及び格納容器下部水位に対して，復水移送ポンプ吐出圧力及びドライウェル雰囲気温度はそれぞれ独立性を有する設計としている。電源については，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備から代替所内電気設備を経由して電源を受電できる設計とするとともに，可搬型計測器による計測が可能な設計としており，多様性を有している。詳細については，「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）の補足説明資料 57-9」参照。なお，条文に対するパラメータの選定結果は，補足説明資料 58-11 に整理している。
＊13：検出点は 14 箇所，＊14：検出点は 8 箇所

表 3.15-12
原子炉圧力容器内の温度

分類

主要パラメータ

代替パラメータによる主要パラメータの推定（1/11）

代替パラメータ＊1

代替パラメータ推定方法

原子炉圧力容器内の圧力

添 3.15-53

原子炉圧力容器温度①主要パラメータの他チャンネル②原子炉圧力②原子炉圧力（SA）②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（SA）③残留熱除去系熱交換器入口温度①原子炉圧力容器温度の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②原子炉圧力容器温度の監視が不可能となった場合は，原子炉水位から原子炉圧力容器内が飽和状態にあると想定することで，原子炉圧力より飽和温度／圧力の関係を利用して原子炉圧力容器内の温度を推定する。
また，スクラム後，原子炉水位が有効燃料棒頂部に到達するまでの経過時間より原子炉圧力容器温度を推定する。
③残留熱除去系が運転状態であれば，残留熱除去系熱交換器入口温度により推定する。
推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

原子炉圧力①主要パラメータの他チャンネル②原子炉圧力（SA）③原子炉水位（広帯域）③原子炉水位（燃料域）③原子炉水位（SA）③原子炉圧力容器温度①原子炉圧力の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②原子炉圧力の監視が不可能となった場合は，原子炉圧力（SA）により推定する。
③原子炉水位から原子炉圧力容器内が飽和状態にあると想定することで，原子炉圧力容器温度より飽和温度／圧力の関係を利用して原子炉圧力容器内の圧力を推定する。
推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

原子炉圧力（SA）①原子炉圧力②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（SA）②原子炉圧力容器温度①原子炉圧力（SA）の監視が不可能となった場合は，原子炉圧力により推定する。
②原子炉水位から原子炉圧力容器内が飽和状態にあると想定することで，原子炉圧力容器温度より飽和温度／圧力の関係を利用して原子炉圧力容器内の圧力を推定する。
推定は，原子炉圧力容器内の圧力を直接計測する原子炉圧力を優先する。

表 3.15-12
分類

代替パラメータによる主要パラメータの推定（2/11）

原子炉圧力容器内の水位

添 3.15-54

代替パラメータ＊1

代替パラメータ推定方法

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）①主要パラメータの他チャンネル②原子炉水位（SA）③高圧代替注水系系統流量③復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）③復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）③原子炉隔離時冷却系系統流量③高圧炉心注水系系統流量③残留熱除去系系統流量④原子炉圧力④原子炉圧力（SA）④格納容器内圧力（S/C）①原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域）の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域）の監視が不可能となった場合は，原子炉水位（SA）により推定する。
③高圧代替注水系系統流量，復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量），復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量），原子炉隔離時冷却系系統流量，高圧炉心注水系系統流量，残留熱除去系系統流量のうち機器動作状態にある流量より，崩壊熱による原子炉水位変化量を考慮し，原子炉圧力容器内の水位を推定する。
④原子炉圧力容器への注水により主蒸気配管より上まで注水し，原子炉圧力，原子炉圧力（SA）と格納容器
内圧力（S/C）の差圧から原子炉圧力容器の満水を推定する。
推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

原子炉水位（SA）①原子炉水位（広帯域）①原子炉水位（燃料域）②高圧代替注水系系統流量②復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）②復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）②原子炉隔離時冷却系系統流量②高圧炉心注水系系統流量②残留熱除去系系統流量③原子炉圧力③原子炉圧力（SA）③格納容器内圧力（S/C）①原子炉水位（SA）の水位の監視が不可能となった場合は，原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域）により推定する。
②高圧代替注水系系統流量，復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量），復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量），原子炉隔離時冷却系系統流量，高圧炉心注水系系統流量，残留熱除去系系統流量のうち機器動作状態にある流量より，崩壊熱による原子炉水位変化量を考慮し，原子炉圧力容器内の水位を推定する。
③原子炉圧力容器への注水により主蒸気配管より上まで注水し，原子炉圧力，原子炉圧力（SA）と格納容器
内圧力（S/C）の差圧から原子炉圧力容器の満水を推定する。
推定は，原子炉圧力容器内の水位を直接計測する原子炉水位を優先する。

主要パラメータ表 3.15-12
分類

主要パラメータ

代替パラメータによる主要パラメータの推定（3/11）

代替パラメータ＊1

代替パラメータ推定方法

原子炉圧力容器への注水量

添 3.15-55

原子炉格納容器への注水量

高圧代替注水系系統流量①復水貯蔵槽水位（SA）②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（SA）①高圧代替注水系系統流量の監視が不可能となった場合は，水源である復水貯蔵槽水位（SA）の変化に
より注水量を推定する。なお，復水貯蔵槽の補給状況も考慮した上で注水量を推定する。
②注水先の原子炉水位の水位変化により高圧代替注水系系統流量を推定する。
推定は，環境悪化の影響が小さい復水貯蔵槽水位（SA）を優先する。

復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）＊
復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）

①復水貯蔵槽水位（SA）②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（SA）①復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量），復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）の監視が不可能となった場合は，水源である復水貯蔵槽水位（SA）の変化により注水量を推定する。なお，復水貯蔵槽の補給状況も考慮した上で注水量を推定する。
②注水先の原子炉水位の水位変化により復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量），復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）を推定する。
推定は，環境悪化の影響が小さい復水貯蔵槽水位（SA）を優先する。

原子炉隔離時冷却系系統流量①復水貯蔵槽水位（SA）②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（SA）①原子炉隔離時冷却系系統流量の監視が不可能となった場合は，水源である復水貯蔵槽水位（SA）の変化により注水量を推定する。なお，復水貯蔵槽の補給状況も考慮した上で注水量を推定する。
②注水先の原子炉水位の水位変化により原子炉隔離時冷却系系統流量を推定する。
推定は，環境悪化の影響が小さい復水貯蔵槽水位（SA）を優先する。

高圧炉心注水系系統流量①復水貯蔵槽水位（SA）②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（SA）①高圧炉心注水系系統流量の監視が不可能となった場合は，水源である復水貯蔵槽水位（SA）の変化に
より注水量を推定する。なお，復水貯蔵槽の補給状況も考慮した上で注水量を推定する。
②注水先の原子炉水位の水位変化により高圧炉心注水系系統流量を推定する。
推定は，環境悪化の影響が小さい復水貯蔵槽水位（SA）を優先する。

残留熱除去系系統流量①サプレッション・チェンバ・プール水位②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（SA）①残留熱除去系系統流量の監視が不可能となった場合は，水源であるサプレッション・チェンバ・プー
ル水位の変化により注水量を推定する。
②注水先の原子炉水位の水位変化により残留熱除去系系統流量を推定する。
推定は，水源であるサプレッション・チェンバ・プール水位を優先する。

復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）＊
復水補給水系流量（格納容器下部
注水流量）＊①復水貯蔵槽水位（SA）②格納容器内圧力（D/W）②格納容器内圧力（S/C）②格納容器下部水位①復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量），復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）の監視が不可能となった場合は，水源である復水貯蔵槽水位（SA）の変化により注水量を推定する。なお，復水貯蔵槽の補給状況も考慮した上で注水量を推定する。
②注水先の格納容器内圧力（D/W）又は格納容器内圧力（S/C）より格納容器への注水量を推定する。
②注水先の格納容器下部水位の変化により復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）を推定する。
推定は，環境悪化の影響が小さい復水貯蔵槽水位（SA）を優先する。

＊代替循環冷却系運転時は「最終ヒート
シンクの確保」を参照＊代替循環冷却系運転時は「最終ヒート
シンクの確保」を参照

表 3.15-12
分類

主要パラメータ

代替パラメータによる主要パラメータの推定（4/11）
代替パラメータ＊1

代替パラメータ推定方法

原子炉格納容器内の温度
原子炉格納容器内の圧力

添 3.15-56

ドライウェル雰囲気温度①主要パラメータの他チャンネル②格納容器内圧力（D/W）③格納容器内圧力（S/C）①ドライウェル雰囲気温度の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②ドライウェル雰囲気温度の監視が不可能となった場合は，飽和温度／圧力の関係を利用して格納
容器内圧力（D/W）によりドライウェル雰囲気温度を推定する。
③格納容器内圧力（S/C）により，上記②と同様にドライウェル雰囲気温度を推定する。
推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

サプレッション・チェンバ気体温度①サプレッション・チェンバ・プール水温度②格納容器内圧力（S/C）③[サプレッション・チェンバ気体温度]＊2①サプレッション・チェンバ気体温度の監視が不可能となった場合は，サプレッション・チェンバ・
プール水温度によりサプレッション・チェンバ気体温度を推定する。
②飽和温度／圧力の関係を利用して格納容器内圧力（S/C）によりサプレッション・チェンバ気体
温度を推定する。
③監視可能であればサプレッション・チェンバ気体温度（常用計器）により，温度を推定する。
推定は，サプレッション・チェンバ内にあるサプレッション・チェンバ・プール水温度を優先する。

サプレッション・チェンバ・プー
ル水温度①主要パラメータの他チャンネル②サプレッション・チェンバ気体温度①サプレッション・チェンバ・プール水温度の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②サプレッション・チェンバ・プール水温度の監視が不可能となった場合は，サプレッション・チ
ェンバ気体温度によりサプレッション・チェンバ・プール水温度を推定する。
推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

格納容器内圧力（D/W）①格納容器内圧力（S/C）②ドライウェル雰囲気温度③[格納容器内圧力（D/W）]＊2①格納容器内圧力（D/W）の圧力の監視が不可能となった場合は，格納容器内圧力（S/C）により推定する。
②飽和温度／圧力の関係を利用してドライウェル雰囲気温度により格納容器内圧力（D/W）を推定する。
③監視可能であれば格納容器内圧力（D/W）（常用計器）により，圧力を推定する。
推定は，真空破壊装置，連通孔及びベント管を介して均圧される格納容器内圧力（S/C）を優先する。

格納容器内圧力（S/C）①格納容器内圧力（D/W）②サプレッション・チェンバ気体温度③[格納容器内圧力（S/C）]＊2①格納容器内圧力（S/C）の圧力の監視が不可能となった場合は，格納容器内圧力（D/W）により推定する。
②飽和温度／圧力の関係を利用してサプレッション・チェンバ気体温度により格納容器内圧力（S/C）を推定する。
③監視可能であれば格納容器内圧力（S/C）（常用計器）により，圧力を推定する。
推定は，真空破壊装置，連通孔及びベント管を介して均圧される格納容器内圧力（D/W）を優先する。

表 3.15-12
分類

代替パラメータによる主要パラメータの推定（5/11）
代替パラメータ＊1

代替パラメータ推定方法

サプレッション・チェンバ・プー
ル水位①復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）②復水貯蔵槽水位（SA）③格納容器内圧力（D/W）③格納容器内圧力（S/C）④[サプレッション・チェンバ・プール水位]＊2①サプレッション・チェンバ・プール水位の監視が不可能となった場合は，復水補給水系流量（RHR
B 系代替注水流量）の注水量により，サプレッション・チェンバ・プール水位を推定する。
②水源である復水貯蔵槽水位の変化により，サプレッション・チェンバ・プール水位を推定する。
なお，復水貯蔵槽の補給状況も考慮した上で注水量を推定する。
（上記①，②の推定方法は，注水量及び水源の水位変化から算出した水量が全てサプレッショ
ン・チェンバへ移行する場合を想定しており，サプレッション・チェンバ・プール水位の計測目
的（ウェットウェルベントの操作可否判断（ベントライン高さ-1m：9.1m）を把握すること）か
ら考えると保守的な評価となることから問題ない。）③格納容器内圧力（D/W）と格納容器内圧力（S/C）の差圧によりサプレッション・チェンバ・プー
ル水位を推定する。
④監視可能であればサプレッション・チェンバ・プール水位（常用計器）により，水位を推定する。
推定は，注水先に近い復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）を優先する。

格納容器下部水位①主要パラメータの他チャンネル②復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）③復水貯蔵槽水位（SA）①格納容器下部水位の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②格納容器下部水位の監視が不可能となった場合は，復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）の注水量により，格納容器下部水位を推定する。
③水源である復水貯蔵槽水位の変化により，格納容器下部水位を推定する。なお，復水貯蔵槽の補給状況も考慮した上で注水量を推定する。
推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

格納容器内水素濃度①主要パラメータの他チャンネル②格納容器内水素濃度（SA）①格納容器内水素濃度の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②格納容器内水素濃度の監視が不可能となった場合は，格納容器内水素濃度（SA）により推定する。
推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

格納容器内水素濃度（SA）①主要パラメータの他チャンネル②格納容器内水素濃度①格納容器内水素濃度（SA）の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②格納容器内水素濃度（SA）の監視が不可能となった場合は，格納容器内水素濃度により推定する。
推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

原子炉格納容器内の水位

主要パラメータ

原子炉格納容器内の水素濃度

添 3.15-57

表 3.15-12

代替パラメータによる主要パラメータの推定（6/11）

格納容器内雰囲気放射線レベル（D/W）①主要パラメータの他チャンネル②[エリア放射線モニタ]＊2①格納容器内雰囲気放射線レベル（D/W）の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②監視可能であれば，エリア放射線モニタ（有効監視パラメータ）の指示値を用いて，原子炉格納容器内の放射線量率を推定する。
推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

格納容器内雰囲気放射線レベル（S/C）①主要パラメータの他チャンネル②[エリア放射線モニタ]＊2①格納容器内雰囲気放射線レベル（S/C）の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②監視可能であれば，エリア放射線モニタ（有効監視パラメータ）の指示値を用いて，原子炉格納容器内の放射線量率を推定する。
推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

起動領域モニタ①主要パラメータの他チャンネル②平均出力領域モニタ③[制御棒操作監視系]＊2①起動領域モニタの 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②起動領域モニタの監視が不可能となった場合は，平均出力領域モニタにより推定する。
③制御棒操作監視系（有効監視パラメータ）により全制御棒が挿入状態にあることが確認できる場合は，未臨界状態の維持を推定する。
推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

平均出力領域モニタ①主要パラメータの他チャンネル②起動領域モニタ③[制御棒操作監視系]＊2①平均出力領域モニタの 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②平均出力領域モニタの監視が不可能となった場合は，起動領域モニタにより推定する。
③制御棒操作監視系（有効監視パラメータ）により全制御棒が挿入状態にあることが確認できる場合は，未臨界状態の維持を推定する。
推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

[制御棒操作監視系]＊2①起動領域モニタ②平均出力領域モニタ①制御棒操作監視系（有効監視パラメータ）の監視が不可能となった場合は，起動領域モニタにより推定する。
②平均出力領域モニタにより推定する。
推定は，低出力領域を監視する起動領域モニタを優先する。

未臨界の維持又は監視

添 3.15-58

主要パラメータ

原子炉格納容器内の放射線量率

代替パラメータ＊1

分類

代替パラメータ推定方法

表 3.15-12
分類

代替パラメータによる主要パラメータの推定（7/11）

主要パラメータ

代替パラメータ＊1

代替パラメータ推定方法

サプレッション・チェンバ・プール水温度①主要パラメータの他チャンネル②サプレッション・チェンバ気体温度①サプレッション・チェンバ・プール水温度の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②サプレッション・チェンバ・プール水温度の監視が不可能となった場合は，サプレッション・チ
ェンバ気体温度によりサプレッション・チェンバ・プール水温度を推定する。
推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

復水補給水系温度（代替循環冷却）①サプレッション・チェンバ・プール
水温度①復水補給水系温度（代替循環冷却）の監視が不可能となった場合は，熱交換器ユニットの熱交換量評価からサプレッション・チェンバ・プール水温度により推定する。

代替循環冷却系

最終ヒートシンクの確保

添 3.15-59

復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量） ①原子炉水位（広帯域）①原子炉水位（燃料域）①原子炉水位（SA）②原子炉圧力容器温度①復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）の監視が不可能となった場合は，注水先の原子炉水位の水位変化により復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）を推定する。
②原子炉圧力容器温度により最終ヒートシンクが確保されていることを推定する。
推定は，注水先の原子炉水位を優先する。

復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量） ①復水補給水系流量（RHR A 系代替注水
流量）①復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）①復水移送ポンプ吐出圧力①格納容器内圧力（S/C）①サプレッション・チェンバ・プール
水位②サプレッション・チェンバ・プール
水温度②ドライウェル雰囲気温度②サプレッション・チェンバ気体温度①復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）の監視が不可能となった場合は，原子炉圧力容器側の流量計である復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）又は原子炉格納容器下部側の流量計である復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）と復水移送ポンプ吐出圧力，格納容器内圧力（S/C），サプレッション・チェンバ・プール水位から復水移送ポンプの注水特性から推定した総流量より，原子炉格納容器側への注水量を推定する。
②代替循環冷却系による冷却において，復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）の監視が不可能となった場合は，サプレッション・チェンバ・プール水温度，ドライウェル雰囲気温度，サプ
レッション・チェンバ気体温度により最終ヒートシンクが確保されていることを推定する。
推定は，復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量），復水補給水系流量（格納容器下部注水流量），
復水移送ポンプ吐出圧力，格納容器内圧力（S/C），サプレッション・チェンバ・プール水位を優先する。

復水補給水系流量（格納容器下部注水流量） ①復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）①復水移送ポンプ吐出圧力①格納容器内圧力（S/C）①サプレッション・チェンバ・プール
水位②格納容器下部水位①復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）の監視が不可能となった場合は，原子炉格納容器側の流量計である復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）と復水移送ポンプ吐出圧力，格納容
器内圧力（S/C），サプレッション・チェンバ・プール水位から復水移送ポンプの注水特性から推定した総流量より，原子炉格納容器下部への注水量を推定する。
②復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）の監視が不可能となった場合は，注水先の格納容器
下部水位の変化により復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）を推定する。
推定は，復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量），復水移送ポンプ吐出圧力，格納容器内圧力（S/C），サプレッション・チェンバ・プール水位を優先する。

表 3.15-12
分類

主要パラメータ

代替パラメータによる主要パラメータの推定（8/11）
代替パラメータ＊1

代替パラメータ推定方法

格納容器圧力逃がし装置
耐圧強化
ベント系

最終ヒートシンクの確保

残留熱除去系

添 3.15-60

フィルタ装置水位①主要パラメータの他チャンネル①フィルタ装置水位の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。

フィルタ装置入口圧力①格納容器内圧力（D/W）①格納容器内圧力（S/C）①フィルタ装置入口圧力の監視が不可能となった場合は，格納容器内圧力（D/W）又は格納容器内
圧力（S/C）の傾向監視により格納容器圧力逃がし装置の健全性を推定する。

フィルタ装置出口放射線モニタ①主要パラメータの他チャンネル①フィルタ装置出口放射線モニタの 1 チャンネルが故障した場合は，
他チャンネルにより推定する。

フィルタ装置水素濃度①主要パラメータの他チャンネル②格納容器内水素濃度（SA）①フィルタ装置水素濃度の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②フィルタ装置水素濃度の監視が不可能となった場合は，原子炉格納容器内の水素ガスが格納容器
圧力逃がし装置の配管内を通過することから，格納容器内水素濃度（SA）により推定する。
推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

フィルタ装置金属フィルタ差圧①主要パラメータの他チャンネル①フィルタ装置金属フィルタ差圧の 1 チャンネルが故障した場合は，
他チャンネルにより推定する。

フィルタ装置スクラバ水 pH①フィルタ装置水位①フィルタ装置スクラバ水 pH の監視が不可能となった場合は，フィルタ装置水位によりベントガ
スに含まれる水蒸気の凝縮によるスクラバ水の希釈状況により推定する。

耐圧強化ベント系放射線モニタ①主要パラメータの他チャンネル①耐圧強化ベント系放射線モニタの 1 チャンネルが故障した場合は，
他チャンネルにより推定する。

フィルタ装置水素濃度①格納容器内水素濃度（SA）①フィルタ装置水素濃度の監視が不可能となった場合は，原子炉格納容器内の水素ガスが耐圧強化
ベント系の配管内を通過することから，格納容器内水素濃度（SA）により推定する。

残留熱除去系熱交換器入口温度①原子炉圧力容器温度①サプレッション・チェンバ・プール
水温度①残留熱除去系熱交換器入口温度の監視が不可能となった場合は，原子炉圧力容器温度，サプレッ
ション・チェンバ・プール水温度により最終ヒートシンクが確保されていることを推定する。

残留熱除去系熱交換器出口温度①残留熱除去系熱交換器入口温度②原子炉補機冷却水系系統流量②残留熱除去系熱交換器入口冷却水流量①残留熱除去系熱交換器出口温度の監視が不可能となった場合は，熱交換器ユニットの熱交換量評
価から残留熱除去系熱交換器入口温度により推定する。
②原子炉補機冷却水系系統流量，残留熱除去系熱交換器入口冷却水流量により，最終ヒートシンクが確保されていることを推定する。
推定は，残留熱除去系熱交換器入口温度を優先する。

残留熱除去系系統流量①残留熱除去系ポンプ吐出圧力①残留熱除去系系統流量の監視が不可能となった場合は，残留熱除去系ポンプ吐出圧力から残留熱除去系ポンプの注水特性を用いて，残留熱除去系系統流量が確保されていることを推定する。

表 3.15-12
分類

代替パラメータによる主要パラメータの推定（9/11）

原子炉圧力容器内の状態
原子炉格納容器内の状態

格納容器バイパスの監視

添 3.15-61

代替パラメータ＊1

代替パラメータ推定方法

原子炉水位（広帯域）
原子炉水位（燃料域）①主要パラメータの他チャンネル②原子炉水位（SA）①原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域）の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域）の監視が不可能となった場合は，原子炉水位（SA）により推定する。
推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

原子炉水位（SA）①原子炉水位（広帯域）①原子炉水位（燃料域）①原子炉水位（SA）の水位の監視が不可能となった場合は，原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域）により推
定する。

原子炉圧力

①主要パラメータの他チャンネル②原子炉圧力（SA）③原子炉水位（広帯域）③原子炉水位（燃料域）③原子炉水位（SA）③原子炉圧力容器温度①原子炉圧力の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②原子炉圧力の監視が不可能となった場合は，原子炉圧力（SA）により推定する。
③原子炉水位から原子炉圧力容器内が飽和状態にあると想定することで，原子炉圧力容器温度より飽和温度／圧力の関係を利用して原子炉圧力容器内の圧力を推定する。
推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

原子炉圧力（SA）①原子炉圧力②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（SA）②原子炉圧力容器温度①原子炉圧力（SA）の監視が不可能となった場合は，原子炉圧力により推定する。
②原子炉水位から原子炉圧力容器内が飽和状態にあると想定することで，原子炉圧力容器温度より飽和温度／圧力の関係を利用して原子炉圧力容器内の圧力を推定する。
推定は，原子炉圧力容器内の圧力を直接計測する原子炉圧力を優先する。

ドライウェル雰囲気温度①主要パラメータの他チャンネル②格納容器内圧力（D/W）①ドライウェル雰囲気温度の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②ドライウェル雰囲気温度の監視が不可能となった場合は，飽和温度／圧力の関係を利用して格納容器内圧力（D/W）
によりドライウェル雰囲気温度を推定する。
推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

格納容器内圧力（D/W）①格納容器内圧力（S/C）②ドライウェル雰囲気温度③[格納容器内圧力（D/W）]＊2①格納容器内圧力（D/W）の圧力の監視が不可能となった場合は，格納容器内圧力（S/C）により推定する。
②飽和温度／圧力の関係を利用してドライウェル雰囲気温度により格納容器内圧力（D/W）を推定する。
③監視可能であれば格納容器内圧力（D/W）（常用計器）により，圧力を推定する。
推定は，真空破壊装置，連通孔及びベント管を介して均圧される格納容器内圧力（S/C）を優先する。

高圧炉心注水系ポンプ吐出圧力①原子炉圧力①原子炉圧力（SA）②[エリア放射線モニタ]＊2①高圧炉心注水系ポンプ吐出圧力の監視が不可能となった場合は，原子炉圧力，原子炉圧力(SA)の低下により格納容器バイパスの発生を推定する。
②高圧炉心注水系ポンプ吐出圧力の監視が不可能となった場合は，エリア放射線モニタ（有効監視パラメータ）により格納容器バイパスの発生を推定する。
推定は，原子炉圧力，原子炉圧力（SA）を優先する。

残留熱除去系ポンプ吐出圧力①原子炉圧力①原子炉圧力（SA）②[エリア放射線モニタ]＊2①残留熱除去系ポンプ吐出圧力の監視が不可能となった場合は，原子炉圧力，原子炉圧力(SA)の低下により格納容器
バイパスの発生を推定する。
②残留熱除去系ポンプ吐出圧力の監視が不可能となった場合は，エリア放射線モニタ（有効監視パラメータ）により格納容器バイパスの発生を推定する。
推定は，原子炉圧力，原子炉圧力（SA）を優先する。

主要パラメータ

原子炉建屋内の状態

表 3.15-12

代替パラメータによる主要パラメータの推定（10/11）

代替パラメータ＊1

代替パラメータ推定方法

復水貯蔵槽水位（SA）①高圧代替注水系系統流量①復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）①復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）①原子炉隔離時冷却系系統流量①高圧炉心注水系系統流量①復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）②原子炉水位（広帯域）②原子炉水位（燃料域）②原子炉水位（SA）②復水移送ポンプ吐出圧力③[復水貯蔵槽水位]＊2①復水貯蔵槽水位（SA）の監視が不可能となった場合は，復水貯蔵槽を水源とするポンプの注水量から，復水貯蔵槽水位（SA）を推定する。なお，復水貯蔵槽の補給状況も考慮した上で水位を推定する。
②注水先の原子炉水位の水位変化により復水貯蔵槽水位（SA）を推定する。なお，復水貯蔵槽の補給状況も考慮した上で水位を推定する。
②復水貯蔵槽を水源とする復水移送ポンプの吐出圧力から復水移送ポンプが正常に動作していることを把握することにより，水源である復水貯蔵槽水位が確保されていることを推定する。
③監視可能であれば復水貯蔵槽水位（常用計器）により，水位を推定する。
推定は，復水貯蔵槽を水源とするポンプの注水量を優先する。

サプレッション・チェンバ・プー
ル水位①復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）①復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）①残留熱除去系系統流量②復水移送ポンプ吐出圧力②残留熱除去系ポンプ吐出圧力③[サプレッション・チェンバ・プール水位]＊2①サプレッション・チェンバ・プール水位の監視が不可能となった場合は，サプレッション・チェン
バの水位容量曲線を用いて，原子炉格納容器へ注水する復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）と経過時間より算出した注水量から推定する。また，サプレッション・チェンバの水位容量曲線を用いて，サプレッション・チェンバ・プール水から原子炉圧力容器へ注水する復水補給水系流量（RHR
A 系代替注水流量）又は残留熱除去系系統流量と経過時間より算出した注水量から推定する。
②サプレッション・チェンバ・プールを水源とする復水移送ポンプ，残留熱除去系ポンプの吐出圧力から復水移送ポンプ，残留熱除去系ポンプが正常に動作していることを把握することにより，水源であるサプレッション・チェンバ・プール水位が確保されていることを推定する。
③監視可能であればサプレッション・チェンバ・プール水位（常用計器）により，水位を推定する。
推定は，サプレッション・チェンバ・プールを水源とするポンプの注水量を優先する。

原子炉建屋内の水素濃度

原子炉建屋水素濃度①主要パラメータの他チャンネル②静的触媒式水素再結合器 動作監視装置①原子炉建屋水素濃度の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②原子炉建屋水素濃度の監視が不可能となった場合は，静的触媒式水素再結合器 動作監視装置（静的触媒式水素再結合器入口／出口の差温度により水素濃度を推定）により推定する。
推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

原子炉格納容器内の酸素濃度

格納容器内酸素濃度①主要パラメータの他チャンネル②格納容器内雰囲気放射線レベル（D/W）②格納容器内雰囲気放射線レベル（S/C）②格納容器内圧力（D/W）②格納容器内圧力（S/C）①格納容器内酸素濃度の 1 チャンネルが故障した場合は，他チャンネルにより推定する。
②格納容器内酸素濃度の監視が不可能となった場合は，格納容器内雰囲気放射線レベル（D/W）又は格納容器内雰囲気放射線レベル（S/C）にて炉心損傷を判断した後，初期酸素濃度と保守的な G 値を入力とした評価結果（解析結果）により格納容器内酸素濃度を推定する。
②格納容器内圧力（D/W）又は格納容器内圧力（S/C）により，格納容器内圧力が正圧であることを確認することで，事故後の原子炉格納容器内への空気（酸素）の流入有無を把握し，水素燃焼の可能性を推定する。
推定は，主要パラメータの他チャンネルを優先する。

分類

主要パラメータ

水源の確保

添 3.15-62

表 3.15-12
分類

代替パラメータによる主要パラメータの推定（11/11）

使用済燃料プールの監視

添 3.15-63

主要パラメータ

代替パラメータ＊1

代替パラメータ推定方法

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）①使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）②使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）③使用済燃料貯蔵プール監視カメラ①使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）の監視が不可能となった場合は，使用済燃料貯蔵プー
ル水位・温度（SA）により，水位・温度を推定する。
②使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）にて使用済燃料プールの水位を推定する。
③使用済燃料貯蔵プール監視カメラにより，使用済燃料プールの状態を監視する。
推定は，同じ仕様である使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）を優先する。

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）①使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域） ①使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）の監視が不可能となった場合は，使用済燃料貯蔵プール水位・②使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レン
温度（SA 広域）により，水位・温度を推定する。
ジ・低レンジ）②使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）にて使用済燃料プールの水位を推定する。
③使用済燃料貯蔵プール監視カメラ③使用済燃料貯蔵プール監視カメラにより，使用済燃料プールの状態を監視する。
推定は，同じ仕様である使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）を優先する。

使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）①使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域） ①使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）の監視が不可能となった場合は，使用済①使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）
燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域），使用済燃料貯蔵プール水位・温度(SA)にて水位を計測した後，②使用済燃料貯蔵プール監視カメラ
水位と放射線量率の関係により放射線量率を推定する。
②使用済燃料貯蔵プール監視カメラにより，使用済燃料プールの状態を監視する。
推定は，使用済燃料プールを直接監視する使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）及び使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）を優先する。

使用済燃料貯蔵プール監視カメラ①使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域） ①使用済燃料貯蔵プール監視カメラの監視が不可能となった場合は，使用済燃料貯蔵プール水位・温度①使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）（SA 広域），使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA），使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レン①使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）にて，使用済燃料プールの状態を推定する。
ジ・低レンジ）＊1：代替パラメータの番号は優先順位を示す。
＊2：[ ］は有効監視パラメータ又は重要監視パラメータの常用計器（耐震性又は耐環境性等はないが，監視可能であれば発電用原子炉施設の状態を把握することが可能な計器）を示す。

図 3.15-3

重大事故等時に必要なパラメータの選定フロー

添 3.15-64※2

重大事故等対処設備としての要求事項を満たした
計器を少なくとも1つ以上有するパラメータ

重要監視パラメータ

主要パラメータ

YES

主要パラメータは耐震性，耐環境性のある計器で確認できるか

主要パラメータ

YES

炉心損傷防止対策，格納容器破損防止対策等を成功させるために把握することが必要な発電用原子炉施設の状態を直接監視するパラメータか抽出パラメータ

YES

当該重大事故等に対処するために各技術的能力等に用いられるパラメータか ※１

発電用原子炉施設等の状態を監視するパラメータ

補助パラメータ ※4

重要代替監視パラメータ

当該パラメータ

自主対策設備の計器でのみ計測されるが，計測することが困難となった場合にその代替パラメータが重大事故等対処設備としての要求事項を満たした計器で計測されるパラメータ

有効監視パラメータ

主要パラメータ又は代替パラメータ

YES

当該パラメータに耐震性，耐環境性のある計測機器で確認できる代替パラメータがあるか

重大事故等対処設備としての要求事項を満たさないパラメータNO

主要パラメータを計測する計器は重大事故等対処設備としての要求事項を満たした計器へ変更
ただし，目視等により容易に確認できる場合を除く

仕様変更等の実施※1 当該重大事故等に対処するために各技術的能力等に用いられる，以下に示すパラメータ・技術的能力に係る審査基準1.1～1.15(設置許可基準規則 第44～58条)の手順着手の判断基準及び操作手順に用いられるパラメータ。
・有効性評価の監視項目に係るパラメータ。
・各技術的能力等で使用する設備(重大事故等対処設備を含む)の運転・動作状態を表示する設備(ランプ表示灯等)についてはパラメータとしては抽出しない。
※2 重要監視パラメータは，重要代替監視パラメータ(当該パラメータ以外の重要監視パラメータ等)若し
くは有効監視パラメータによる推定手段を整備する。
※3 重大事故等対処設備の運転・動作状態を表示する設備(ランプ表示灯等)については，設置許可基準
規則 第44～58条の設置許可基準規則 第43条への適合状況のうち，(2)操作性(設置許可基準規則 第43条第1項二)にて，適合性を整理する。
※4 重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用いるパラメータについては，重大事故等対処設備とする。

当該パラメータの代替パラメータ

電源設備の受電状態，重大事故等対処設備の運転状態及びその他の設備の運転状態により発電用原子炉施設の状態を補助的に監視するパラメータ

代替パラメータNO

対象外 ※3

主要パラメータの代替パラメータを計測する計器が重大事故等対処設備としての要求事項を満たした計器を少なくとも1つ以上有するパラメータNONO図 3.15-4

主要設備

概略系統図（1/3）

添 3.15-65

㊵
㊵

㊵
㊵

㊷㊷
㊳
㊳

㊶

フィルタベント系 (FCVS)

格納容器

7号炉

6号炉

㊸

水素再結合器

静的触媒式

HPAC
ポンプ

⑪

給復水系へ

RCIC
ポンプ

⑩

給復水系へ

⑨

高圧代替注水系 Ｈ
(ＰＡＣ

③

⑧

RHR(B) HPCF(C)ポンプ ポンプ

代替循環冷却系

RCW(B)へ

熱交換器⑥

RCW(B)から残留熱除去系 Ｒ
(ＨＲ Ｂ
)

⑯

⑰

サプレッション・
チェンバ(S/C)

格納容器
スプレイヘッダ⑧

HPCF(B)
ポンプ

③
①
熱交換器

⑥

RCW(A)から

容器(RPV)

原子炉圧力

ドライウェル(D/W)

原子炉格納容器(RCCV)

⑰

⑰

①

RHR(C)ポンプ

RCW(A)へ②③

RHR(A)
ポンプ

使用済

⑥

熱交換器

HPAC
から

⑫

給復水系
から

⑱

⑱

貯蔵槽

⑮

⑮

MUWCポンプ

(CSP)

復水

⑦

⑮

復水補給水系(MUWC)(Rw/B)

廃棄物処理建屋

熱交換器

RSW
ポンプ

海

大容量送水車（熱交換器ユニット用）

原子炉補機冷却海水系(RSW)(A)(B)(C)⑤(A)/(B)/(C)系(A)/(B)系

熱交換器ユニット

RHR熱交換器から

RCW
ポンプ

代替原子炉補機冷却系

原子炉補機冷却水系(RCW)(A)(B)(C)

タービン建屋(T/B)①残留熱除去系熱交換器入口温度②残留熱除去系熱交換器出口温度③残留熱除去系ポンプ吐出圧力④残留熱除去系系統流量⑤原子炉補機冷却水系系統流量⑥残留熱除去系熱交換器入口冷却水流量⑦復水貯蔵槽水位（SA）⑧高圧炉心注水系ポンプ吐出圧力⑨高圧炉心注水系系統流量⑩原子炉隔離時冷却系系統流量⑪高圧代替注水系系統流量⑫復水補給水系流量（RHR A系代替注水流量）⑬復水補給水系流量（RHR B系代替注水流量）⑭復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）⑮復水移送ポンプ吐出圧力⑯復水補給水系温度（代替循環冷却）⑰原子炉建屋水素濃度⑱静的触媒式水素再結合器 動作監視装置④⑭

RHR(B)へ

RCIC
から

㊼㊼
㊻

RCW(C)へ

②

④

燃料プール

RCW(C)から

㊺

⑰

㊽
㊾

⑰

㊺使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA広域）㊻使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA)㊼使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）㊽使用済燃料貯蔵プール監視カメラ㊾使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置

残留熱除去系 Ｒ(ＨＲ Ａ)

①

②

④

⑰
⑨

S/Cから

不活性ガス系

⑰

不活性ガス
系へ

⑬

復水補給水系(MUWC)から㊶ ㊴㊹ ㊹ 耐圧強化ベント系⑱(PAR)⑱⑰

原子炉建屋(R/B)

㊳フィルタ装置水位㊴フィルタ装置入口圧力㊵フィルタ装置出口放射線モニタ㊶フィルタ装置水素濃度㊷フィルタ装置金属フィルタ差圧㊸フィルタ装置スクラバ水pH㊹耐圧強化ベント系放射線モニタ

電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」

海水熱交換器区域

ＲＨＲ熱交換器へ

残留熱除去系 Ｒ( ＨＲ Ｃ)

高圧炉心注水系
Ｈ(ＰＣＦ Ｂ)

高圧炉心注水系
Ｈ(ＰＣＦ Ｃ)

原子炉隔離時冷却系 Ｒ(ＣＩＣ ))

図 3.15-5

主要設備

概略系統図（2/3）

添 3.15-66

㉜

㉞

㉓㉒㉒

㊱

㉟

⑳ ⑳ ㉘

㉗
㉗
㉗

㉖

サプレッション・
チェンバ(S/C)

ドライウェル(D/W)

㉕

⑲

⑲

㊲

㉛
㉛
㉛

㉕

原子炉圧力容器(RPV)

原子炉格納容器(RCCV)

㉝

㉝

㊱

㉟

㉚

㉙

㉜

㉞

㉒ ㉔ ㉓㉔⑳㉑⑲原子炉圧力容器温度⑳原子炉圧力㉑原子炉圧力（SA）㉒原子炉水位（広帯域）㉓原子炉水位（燃料域）㉔原子炉水位（SA）㉕ドライウェル雰囲気温度㉖サプレッション・チェンバ気体温度㉗サプレッション・チェンバ・プール水温度㉘格納容器内圧力（D/W）
㉙格納容器内圧力（S/C）
㉚サプレッション・チェンバ・プール水位㉛格納容器下部水位㉜格納容器内水素濃度㉝格納容器内水素濃度（SA）㉞格納容器内酸素濃度㉟格納容器内雰囲気放射線レベル（D/W）
㊱格納容器内雰囲気放射線レベル（S/C）
㊲起動領域モニタ
平均出力領域モニタ

電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」

無線連絡設備（可搬型）

図 3.15-6

主要設備

概略系統図(3/3)

添 3.15-67※:７号炉も同様

携帯型音声
呼出電話機

携帯型音声
呼出電話機

中央制御室等
制御盤

中央制御室
待避室

衛星電話設備
（常設）

データ
伝送装置

無線連絡設備（常設）(待機場所)

携帯型音声
呼出電話機

携帯型音声
呼出電話設備

無線連絡設備
（常設）

無線系回線

携帯型音声
呼出電話機

データ伝送設備

緊急時対策支援システム伝送装置

SPDS
表示装置

衛星電話設備（常設）

衛星系回線

安全パラメータ表示システム(SPDS)

５号炉
原子炉建屋内緊急時対策所(対策本部)

中央制御室

携帯型音声
呼出電話設備

５号炉
原子炉建屋

無線系回線

６号炉
コントロール建屋等※

衛星系回線 無線系回線

衛星電話設備（可搬型）

テレビ会議システム

ＩＰ－ＦＡＸ

ＩＰ－電話機

衛星無線
通信装置

光ファイバ
通信伝送装置統合原子力防災
ネットワークを用いた通信連絡設備

有線系回線

衛星系回線

発電所内 発電所外

電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」

統合原子力防災
ネットワーク（衛星系）
統合原子力防災
ネットワーク
（有線系）

3.16

原子炉制御室【59 条】【設置許可基準規則】（原子炉制御室）
第五十九条 第二十六条第一項の規定により設置される原子炉制御室には、重大事故が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な設備を設けなければ
ならない。
（解釈）
１ 第５９条に規定する「運転員がとどまるために必要な設備」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
ａ）原子炉制御室用の電源（空調及び照明等）は、代替交流電源設備からの給電を可能とすること。
ｂ）炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉制御室の居住性について、次の要件を満たすものであること。
① 本規程第３７条の想定する格納容器破損モードのうち、原子炉制御室の運
転員の被ばくの観点から結果が最も厳しくなる事故収束に成功した事故シーケンス（例えば、炉心の著しい損傷の後、格納容器圧力逃がし装置等の格
納容器破損防止対策が有効に機能した場合）を想定すること。
② 運転員はマスクの着用を考慮してもよい。ただしその場合は、実施のための体制を整備すること。
③ 交替要員体制を考慮してもよい。ただしその場合は、実施のための体制を整備すること。
④ 判断基準は、運転員の実効線量が7日間で100mSvを超えないこと。
ｃ）原子炉制御室の外側が放射性物質により汚染したような状況下において、原子炉制御室への汚染の持ち込みを防止するため、モニタリング及び作業服の着替え等を行うための区画を設けること。

添 3.16-1

3.16

原子炉制御室3.16.1 設置許可基準規則第 59 条への適合方針
中央制御室には，重大事故が発生した場合においても運転員がとどまるために必要な重大事故等対処設備として，中央制御室及び中央制御室待避室の照明を確保するための設備，居住性を確保するための設備，運転員の被ばくを低減するための設備及び汚染の持ち込みを防止するための設備を設置又は保管する。
(1)

照明を確保するための設備（設置許可基準規則解釈の第１項ａ））
重大事故等時において，中央制御室及び中央制御室待避室の照明がすべて消灯した場合に，可搬型蓄電池内蔵型照明により中央制御室及び中央制御室
待避室での監視又は操作に必要な照度を確保できる設計とする。
また，可搬型蓄電池内蔵型照明は，常設代替交流電源設備である第一ガスタービン発電機からの給電が可能な設計とする。

(2)

居住性を確保するための設備（設置許可基準規則解釈の第１項ａ），ｂ））(ⅰ) 遮蔽及び換気設備
中央制御室は，炉心の著しい損傷が発生した場合において，中央制御室遮蔽に囲まれた中央制御室換気空調系バウンダリを，中央制御室換気空調系の給排気隔離弁（MCR 外気取入ダンパ，MCR 非常用外気取入ダンパ，MCR 排気ダンパ）を閉確認することにより外気との連絡口を遮断し，高性能フィルタ（粒子用フィルタ）及び活性炭フィルタ（よう素用フィルタ）を内蔵した中央制
御室可搬型陽圧化空調機により陽圧化することで，高性能フィルタ及び活性炭フィルタを介さない中央制御室内への外気の流入を遮断可能な設計とする。
さらに，炉心の著しい損傷後の格納容器圧力逃がし装置を作動させる際のプルームの影響による運転員の被ばくを低減するため，中央制御室換気空調
系バウンダリ内に中央制御室待避室を設ける設計とする。中央制御室待避室
は，中央制御室待避室遮蔽に囲まれた気密空間を，気密扉を閉操作することにより中央制御室バウンダリから遮断し，中央制御室待避室陽圧化装置により陽圧化することで，外気の流入を一定時間完全に遮断可能な設計とする。
(ⅱ) 差圧計，酸素濃度・二酸化炭素濃度計
中央制御室には可搬型の差圧計を保管することで，中央制御室可搬型陽
圧化空調機により中央制御室換気空調系バウンダリを陽圧化できていることを把握可能な設計とする。また，中央制御室待避室には可搬型の差圧計を保管することで，中央制御室待避室陽圧化装置により中央制御室待避室
遮蔽に囲まれた気密空間を陽圧化できていることを把握可能な設計とする。
また，中央制御室及び中央制御室待避室には，可搬型の酸素濃度・二酸
化炭素濃度計を保管することで，中央制御室及び中央制御室待避室内の酸
素及び二酸化炭素濃度が活動に支障がない範囲にあることを把握可能な設計とする。

(ⅲ) 無線連絡設備（常設），衛星電話設備（常設）及びデータ表示装置（常設）
添 3.16-2

中央制御室は，重大事故等時において，発電所内の通信連絡が必要な場
所との通信連絡を行うための設備として無線連絡設備（常設）及び衛星電話設備（常設）を設置する設計とする。また，無線連絡設備（常設）及び衛星電話設備（常設）は，中央制御室待避室においても使用できる設計とする。
中央制御室待避室には，炉心の著しい損傷が発生した場合において，中央制御室待避室に待避した場合においても，データ表示装置（待避室）を設置することで，継続的にプラントの監視を行うことが可能な設計とし，必要に応じ中央制御室制御盤でのプラント操作を行うことができる設計とする。
上記の中央制御室及び中央制御室待避室の居住性機能として，運転員の被ばくの観点から結果が最も厳しくなる事故収束に成功した事故シーケンスにおいても，運転員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えない設計とする。
また運転員の交替を見込み，その実施のための交替要員の体制整備，及び交替時のマスク着用の手順整備を行い，運転員の被ばくの観点から結果が最も厳しくなる事故収束に成功した事故シーケンスにおいても運転員の実効線量が７日間で 100mSv を超えない設計とする。
なお，中央制御室可搬型陽圧化空調機，無線連絡設備（常設），衛星電話設備（常設）及びデータ表示装置（待避室）は，常設代替電源設備である
第一ガスタービン発電機からの給電が可能な設計とする。

(3) 運転員の被ばくを低減するための設備(ⅰ) 非常用ガス処理系
重大事故等時に原子炉格納容器から原子炉建屋内に放射性物質を含む気体が漏えいした場合において，運転員の被ばくを低減するため，原子炉建屋原子炉区域内を負圧に維持するとともに，主排気筒（内筒）を通して原
子炉建屋外に排気する重大事故等対処設備として非常用ガス処理系を設置する設計とする。なお，非常用ガス処理系を用いることで，緊急時対策要員の現場作業における被ばくを低減することも可能である。
非常用ガス処理系は，非常用ガス処理系排風機，電源設備，計測制御装置，流路である非常用ガス処理系乾燥装置，非常用ガス処理系フィルタ装置，非常用ガス処理系配管及び弁並びに主排気筒（内筒）から構成される設計とする。非常用ガス処理系は，非常用ガス処理系排風機により原子炉
建屋原子炉区域内を負圧に維持し，非常用ガス処理系乾燥装置，非常用ガ
ス処理系フィルタ装置及び主排気筒（内筒）を通して排気することで，運転員の被ばくを低減することができる設計とする。
なお，非常用ガス処理系を用いる際は，非常用ガス処理系フィルタ装置のよう素用チャコール・フィルタ及び高性能粒子フィルタを通すため，放射性物質除去能力が期待できるが，本系統を重大事故等時に使用する場合には，流入する気体の温度が非常用ガス処理系フィルタ装置の設計条件を上回る条件になることから，放射性物質除去能力が低下する可能性がある。
添 3.16-3

したがって，被ばく評価にあたっては保守的にフィルタ装置の放射性物質の除去能力には期待しないこととし，非常用ガス処理系フィルタ装置は，流路としてのみ扱うものとする。
(4)

汚染の持ち込みを防止するための設備（設置許可基準規則解釈の第１項ｃ））
重大事故等が発生し，中央制御室の外側が放射性物質により汚染したような状況下において，運転員が中央制御室の外側から室内に放射性物質による汚染を持ち込むことを防止するため，身体サーベイ及び作業服の着替え等を行うための区画を設けるために必要な資機材を配備する設計とする。
身体サーベイの結果，運転員の汚染が確認された場合は，運転員の除染を行うことができる区画を，身体サーベイを行う区画に隣接して設けることができるよう，必要な資機材を配備する。
また照明については，資機材として乾電池内蔵型照明を配備する。

また，重大事故等が発生した場合においても運転員がとどまるための自主対策設備として，以下を整備する。

(5)

カードル式空気ボンベユニット（自主対策設備）
運転員の更なる被ばく線量低減のため，中央制御室待避室の陽圧化時間の延長を可能な設計とする。そのため，屋外に空気ボンベカードル車を配備し，屋外から空気ボンベを中央制御室待避室陽圧化装置に接続可能な設計とする。

(6)

乾電池内蔵型照明及び非常用照明（自主対策設備）
運転員が中央制御室及び中央制御室待避室にとどまり監視操作を行うことができるため，必要な照度を確保する設計とする。また，チェンジングエリア
において身体サーベイ及び作業服の着替え等を行うことができるため，必要な照度を確保する設計とする。

添 3.16-4

3.16.2 重大事故等対処設備
3.16.2.1 照明を確保するための設備
3.16.2.1.1
設備概要
重大事故等が発生した場合において，可搬型蓄電池内蔵型照明は，運転員が中央制
御室及び中央制御室待避室にとどまり監視操作に必要な照度を確保することを目的として設置するものである。
可搬型蓄電池内蔵型照明は，常設代替交流電源設備である第一ガスタービン発電
機からの給電が可能な設計とする。
また，可搬型蓄電池内蔵型照明は，12 時間以上無充電で点灯する蓄電池を内蔵し，全交流動力電源喪失発生から常設代替交流電源設備による給電が開始されるまでの間（事故発生後 70 分以内），中央制御室及び中央制御室待避室の照明が消灯した場
合に照明を確保可能な設計とする。
照明を確保するための設備に関する重大事故等対処設備一覧を表3.16-1に示す。
表3.16-1 照明を確保するための設備に関する重大事故等対処設備一覧
設備区分
設備名
主要設備
可搬型蓄電池内蔵型照明【可搬】
附属設備－
水源（水源に関する流 －路，電源設備を含む）
流路
－
注水先
－
※1
電源設備
常設代替交流電源設備
第一ガスタービン発電機【常設】軽油タンク【常設】タンクローリ（16kL）【可搬】
第一ガスタービン発電機用燃料タンク【常設】第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】可搬型代替交流電源設備
電源車【可搬】
軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
計装設備－※1：単線結線図を補足説明資料 59-2 に示す。
なお，電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

添 3.16-5

3.16.2.1.2

主要設備の仕様(1) 可搬型蓄電池内蔵型照明（6 号及び 7 号炉共用）
種
類：蓄電池内蔵型照明個
数：3（予備 1）
使用場所
：コントロール建屋地上 2 階（中央制御室又は中央制御室待避室）
保管場所:コントロール建屋地上 2 階(中央制御室)（59-3）
3.16.2.1.3
設置許可基準規則第 43 条への適合方針
3.16.2.1.3.1
設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

可搬型蓄電池内蔵型照明は，コントロール建屋内に保管する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合におけるコントロール
建屋内の環境条件及び荷重条件を考慮し，以下の表 3.16-2 に示す設計とする。
（59-3）
表 3.16‐2

想定する環境条件及び荷重条件
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・ コントロール建屋内で想定される温度,圧力,湿度及び放射線
放射線強度に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受影響けない。
海水を通水する系 海水を通水することはない。
統への影響
地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認し治具や輪止め等により転倒防止対策を行う。
風（台風）・積雪
コントロール建屋内に設置するため，風（台風）及び積
雪の影響は受けない。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

添 3.16-6

(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
可搬型蓄電池内蔵型照明は，全交流動力電源喪失発生時，内蔵している蓄電池により自動で点灯する設計とする。可搬型蓄電池内蔵型照明は，人力による持ち運びが可能な設計とする。
（59-3,59-5,59-7）(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
可搬型蓄電池内蔵型照明は，表 3.16-3 に示すように発電用原子炉の運転中
又は停止中に機能・性能試験及び外観検査が可能な設計とする。
また，機能・性能試験として内蔵している蓄電池の電圧確認及び照明の点灯確認が可能な設計とする。
外観検査として目視により性能に影響を及ぼすおそれのある傷，割れ等がな
いことについて外観確認が可能な設計とする。
(59-5)

表 3.16‐3 可搬型蓄電池内蔵型照明の試験・検査
発電用原子炉項目
内容の状態
蓄電池電圧の確認
運転中
機能・性能試験
点灯確認
又は
停止中

外観確認

外観の確認

添 3.16-7

(4) 切替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
可搬型蓄電池内蔵型照明は，本来の用途以外の用途には使用しない。また，
通常保管状態から切り替えることなく使用可能な設計とする。
(59-5)

添 3.16-8

(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
可搬型蓄電池内蔵型照明は，通常時，内蔵している蓄電池を充電して保管している設計とする。そのため，可搬型蓄電池内蔵型照明内部で不具合が発生した場合に設計基準対象施設である中央制御室の非常用照明に悪影響を与えないよう遮断器を設置する設計とする。
可搬型蓄電池内蔵型照明は，コントロール建屋内にて架台への固定等により転倒防止対策が可能な設計とする。
（59-2,59-5）(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設
置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
可搬型蓄電池内蔵型照明は，放射線量が高くなるおそれの少ない設置場所であるコントロール建屋地上 2 階の中央制御室又は中央制御室待避室内に保管し，保管場所で操作可能な設計とする。
（59-3）
表 3.16‐4
機器名称
可搬型蓄電池内蔵型照明

操作対象機器設置場所
設置場所

操作場所

コントロール建屋地上 2 階
中央制御室又は中央制御室
待避室

コントロール建屋地上 2 階
中央制御室又は中央制御室
待避室

添 3.16-9

3.16.2.1.3.2

設置許可基準規則第 43 条第 3 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 3 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量に加え，十分に余裕のある容量を有するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
可搬型蓄電池内蔵型照明は，重大事故等時に中央制御室での監視操作に必要な照度を有するものを 6 号及び 7 号炉の大型表示盤エリアに各１台，重大事故等の対処のための制御盤等を配備したエリアに１台の計 3 台を設置する設計とする。
また，中央制御室待避室内での監視等に必要な照度を有するものを 1 台設置する設計とする。
可搬型蓄電池内蔵型照明を中央制御室での監視操作に使用する場合と，中央制御室待避室での監視等に使用する場合は，同時に使用することがないため，
重大事故等時に必要な個数 3 台を保管する設計とする。また，これに加えて予備 1 台を有する設計とする。
可搬型蓄電池内蔵型照明の照度は各設置場所にて照度を確認し，監視操作が可能な設計とする。
(59-10)(2) 確実な接続（設置許可基準規則第 43 条第 3 項二）(ⅰ) 要求事項
常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。）と接続するものにあっては，当該常設設備と容易かつ確実に接続することができ，かつ，二以上の系統又は発電用原子炉施設が相互に使用することができるよう，接続部の規格の統一その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
可搬型蓄電池内蔵型照明は，常設代替交流電源設備である第一ガスタービン
発電機から給電された非常用所内電気設備との接続を，一般的なコンセントプ
ラグによる接続とすることで確実に接続できる設計とする。
また，コンセントプラグ接続を用いることにより 6 号及び 7 号炉で相互に使用可能な設計とする。
（59-5）

添 3.16-10

(3) 複数の接続口（設置許可基準規則第 43 条第 3 項三）(ⅰ) 要求事項
常設設備と接続するものにあっては，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外か
ら水又は電力を供給するものに限る。）の接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設けるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
可搬型蓄電池内蔵型照明は，可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外か
ら水又は電力を供給するものに限る。)ではないことから対象外である。
(4) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項四）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において可搬型重大事故等対処設備を設置場所に据え付け，及び常設設備と接続することができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
可搬型蓄電池内蔵型照明は，線源からの離隔距離により放射線量が高くなる
おそれの少ない場所であるコントロール建屋地上 2 階の中央制御室又は中央制
御室待避室に保管し，想定される重大事故等が発生した場合においても使用が可能な設計とする。
（59-3）(5) 保管場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項五）(ⅰ) 要求事項
地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロ
リズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管すること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
可搬型蓄電池内蔵型照明は，風(台風)，竜巻，低温（凍結），降水，積雪，
落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象，火災・爆発（森林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機墜落火災），有毒ガス，船舶の衝突及び電磁的障害に対して，外部からの衝撃による損傷の防止が図られたコントロール建屋地上2階中央制御室内に保管する設計とする。
（59-7）
添 3.16-11

(6) アクセスルートの確保（設置許可基準規則第 43 条第 3 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，工場等内の道路及び通路が確保できるよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
可搬型蓄電池内蔵型照明は，自然現象として考慮する津波，風(台風)，竜巻，
低温（凍結），積雪，降水，落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象による影響及び外部人為事象として考慮する火災・爆発（森林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機墜落火災），有毒ガス，船舶の衝突及び電磁的障害に対して，
外部からの衝撃による損傷の防止が図られたコントロール建屋内に保管する設計とすることで，重大事故等時においてアクセスのための必要な通路を確保可能な設計とする。
（59-8）(7) 設計基準事故対処設備及び常設重大事故等防止設備との多様性（設置許可基準
規則第 43 条第 3 項七）(ⅰ) 要求事項
重大事故防止設備のうち可搬型のものは，共通要因によって，設計基準事故
対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設
重大事故防止設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
可搬型蓄電池内蔵型照明は，遮断器を設けることで設計基準対象施設である
中央制御室の非常用照明設備と電気的分離を図り，同時に機能が損なわれることのない設計とする。
また，予備を分散して配置することにより位置的分散を図る設計とする。
（59-2,59-7）

添 3.16-12

3.16.2.2
居住性を確保するための設備
3.16.2.2.1
設備概要
居住性を確保するための設備は，炉心の著しい損傷が発生した場合においても，居住性を確保するための設備を設置または保管することで，運転員が中央制御室
及び中央制御室待避室にとどまることができる設計とする。
本設備は，「中央制御室遮蔽」，「中央制御室可搬型陽圧化空調機」，「中央制御室
待避室遮蔽（常設）」，「中央制御室待避室遮蔽（可搬型）」，「中央制御室待避室陽圧化装置（空気ボンベ）」，「差圧計」，「酸素濃度・二酸化炭素濃度計」，「無線連絡設備（常設）」，「衛星電話設備（常設）」及び「データ表示装置（待避室）」等から構成し，運転員の被ばくの観点から結果が最も厳しくなる事故収束に成功した事
故シーケンスにおいても，運転員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えない設計とする。
居住性を確保するための設備の重大事故等対処設備一覧を表 3.16-5 に，遮蔽及び換気設備の系統概略図を図 3.16-1 に，無線連絡設備（常設），衛星電話設備（常設）及びデータ表示装置（待避室）の系統概略図を図 3.16-2 に示す。
（1）遮蔽及び換気設備
中央制御室遮蔽は，コントロール建屋と一体のコンクリート構造を有しており，重大事故等時において，中央制御室内にとどまる運転員の被ばく線量を低減するために必要な遮蔽厚さを有する設計とする。
中央制御室可搬型陽圧化空調機は，重大事故等時において，高性能フィルタ
及び活性炭フィルタにより浄化した外気を専用の給気口から中央制御室換気空
調系バウンダリ内に給気することにより中央制御室換気空調系バウンダリを陽圧化し，フィルタを介さない外気の中央制御室換気空調系バウンダリ内への流入を防止可能な設計とする。また，本設備は常設代替電源設備である第一ガスタービン発電機による給電が可能な設計とする。中央制御室換気空調系の MCR
排気ダンパ，MCR 外気取入ダンパ及び MCR 非常用外気取入ダンパを閉操作することで，中央制御室の外気との連絡口を遮断することが可能な設計とする。中央
制御室換気空調系の MCR 外気取入ダクト及び MCR 排気ダクトは，コントロール
建屋の躯体壁とともに中央制御室換気空調系バウンダリを形成しており，重大事故等発生時において，中央制御室内にとどまる運転員の被ばく線量を低減す
るために必要な気密性を有する設計とする。
さらに，炉心の著しい損傷後に格納容器圧力逃がし装置を作動させる際のプ
ルーム通過による運転員の被ばくを低減するため，中央制御室内に中央制御室
待避室を設置する設計とする。中央制御室待避室は，中央制御室待避室遮蔽に囲まれた気密性を有する空間を，中央制御室待避室陽圧化装置（空気ボンベ）
により陽圧化可能な設計とする。
中央制御室待避室は，コントロール建屋と一体のコンクリート構造の中央制
御室待避室遮蔽（常設）と，可搬型である中央制御室待避室遮蔽（可搬型）により必要な遮蔽厚さを確保する設計とする。
中央制御室待避室陽圧化装置は中央制御室待避室陽圧化装置（空気ボンベ）
及び中央制御室待避室陽圧化装置（配管・弁）から構成され，中央制御室待避室を，中央制御室待避室陽圧化装置（空気ボンベ）の空気により陽圧化することで外気の流入を一定時間完全に遮断することが可能な設計とする。
添 3.16-13

（2）差圧計，酸素濃度・二酸化炭素濃度計
差圧計は，重大事故等時において中央制御室可搬型陽圧化空調機を使用する
場合，また炉心の著しい損傷が発生した場合において格納容器圧力逃がし装置を作動させる際，中央制御室待避室陽圧化装置により陽圧化し，外気の流入を一定時間完全に遮断する場合，コントロール建屋と中央制御室との間の差圧を把握可能な設計とする。また，コントロール建屋と中央制御室待避室との間の差圧を把握可能な設計とする。
また，酸素濃度・二酸化炭素濃度計は，重大事故等時において中央制御室可
搬型陽圧化空調機を使用する場合，中央制御室内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度が活動に支障がない範囲にあることを把握可能な設計とする。
また，酸素濃度・二酸化炭素濃度計は，格納容器圧力逃がし装置を作動させる際，陽圧化装置により外気の流入を一定時間完全に遮断する場合，中央制御室待避室内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度が活動に支障がない範囲にあることを把握可能な設計とする。
（3）無線連絡設備（常設），衛星電話設備（常設）及びデータ表示装置（待避室）
中央制御室は，重大事故等時において，発電所内の通信連絡が必要な場所との通信連絡を行うための設備として無線連絡設備（常設）及び衛星電話設備（常設）を設置する設計とする。
中央制御室待避室は，無線連絡設備（常設）及び衛星電話設備（常設）を設置することで，重大事故等時に中央制御室待避室に待避した場合においても，発電所内の緊急時対策所及び屋外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うことが可能な設計とする。また，データ表示装置（待避室）を設置することで中央制御室待避室の外に出ることなく継続的にプラントの監視を行うことが可能な設計とする。
なお，無線連絡設備（常設），衛星電話設備（常設）及びデータ表示装置（待避室）は，全交流動力電源喪失時においても常設代替交流電源設備である第一
ガスタービン発電機からの給電が可能な設計とする。

添 3.16-14

表 3.16-5
設備区分

主要設備

附属設備

居住性を確保するための設備に関する重大事故等対処設備一覧
設備名
中央制御室遮蔽【常設】中央制御室待避室遮蔽（常設）【常設】中央制御室待避室遮蔽（可搬型）【可搬】
中央制御室可搬型陽圧化空調機【可搬】
中央制御室待避室陽圧化装置（空気ボンベ）【可搬】
無線連絡設備（常設）【常設】
衛星電話設備（常設）【常設】
データ表示装置（待避室）【常設】
差圧計【可搬】
酸素濃度・二酸化炭素濃度計【可搬】－

水源（水源に関する流－路，電源設備を含む）
中央制御室可搬型陽圧化空調機用仮設ダクト【可搬】
中央制御室待避室陽圧化装置（配管・弁）【常設】中央制御室換気空調系給排気隔離弁（MCR 外気取入ダンパ，MCR
流路
非常用外気取入ダンパ，MCR 排気ダンパ）【常設】（伝送路）
中央制御室換気空調系ダクト（MCR 外気取入ダクト，MCR 排気ダクト）【常設】
無線連絡設備（常設）（屋外アンテナ）【常設】
衛星電話設備（常設）（屋外アンテナ）【常設】
注水先－

電源設備※1

常設代替交流電源設備
第一ガスタービン発電機【常設】第一ガスタービン発電機用燃料タンク【常設】第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】軽油タンク【常設】タンクローリ（16kL）【可搬】

計装設備－※１：単線結線図を補足説明資料 59-2 に示す。
なお，電源設備の適合性については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」にて示す。
また，無線連絡設備（常設）及び衛星電話設備（常設）の適合性については「3.19通信連絡を行うために必要な設備（設置許可基準規則第 62 条に対する設計方針を示す章）」にて示す。

添 3.16-15

コントロール建屋
MO

MO

外気

MCR外気取入ダンパ
MCR空調系

<７号炉>

中央制御室

MO

均圧室

MCR非常用外気取入ダンパ

MO

MCR空調系
MO

外気

MO

MO

中央制御室
待避室

MCR排気ダンパ
MCR空調系

MO外気

MCR外気取入ダンパ
MCR空調系

第二弁
第一弁

MO
MCR非常用外気取入ダンパ

MO

MCR空調系
MO

外気MO

可搬型陽圧化空調機

<６号炉>

空気給気弁

均圧室
DPI

MCR排気ダンパ

DPI

FI

MCR空調系

可搬型陽圧化空調機
差圧計（中央制御室／コントロール建屋）
差圧計（待避室／コントロール建屋）

屋外（海側）

廃棄物処理建屋
空気ボンベ
元弁

PI

空気ボンベ
元弁

空気ボンベ
元弁

PI

空気ボンベ陽圧化装置（空気ボンベ）

図 3.16-1

PI

空気ボンベ
元弁

PI

空気ボンベ陽圧化装置（空気ボンベト）

遮蔽及び換気設備

添 3.16-16

系統概要図

PI

カードル式空気ボンベユニット

図 3.16-2

無線連絡設備（常設），衛星電話設備（常設）及びデータ表示装置（待避室） 系統概要図
添 3.16-17

3.16.2.2.2

主要設備の仕様（6 号及び 7 号炉共用）(1) 中央制御室遮蔽材料：コンクリート
遮蔽厚
：
以上
取付箇所
：コントロール建屋地上 2 階(2) 中央制御室待避室遮蔽※１＜中央制御室待避室遮蔽（常設）＞材料：コンクリート又は鉛
遮蔽厚：コンクリート
以上
鉛
以上
取付箇所
：コントロール建屋地上 2 階＜中央制御室待避室遮蔽（可搬型）＞
材料
：鉛相当
遮蔽厚
：
使用場所
：コントロール建屋地上 2 階
保管場所：コントロール建屋地上 2 階(3) 中央制御室可搬型陽圧化空調機※２＜フィルタユニット＞
捕集効率※３：高性能フィルタ 99.9%：活性炭フィルタ 99.9%
個数：2（1/号炉ごと）（予備※４1）
使用場所：コントロール建屋地上１階
6 号炉側 1，7 号炉側 1
保管場所：コントロール建屋地上１階
6 号炉側 1，7 号炉側 1＜ブロワユニット＞
容量：1,500 ㎥/h/個
個数：4（2/号炉ごと）（予備※４2）
使用場所：コントロール建屋地上１階
6 号炉側 2，７号炉側 2
保管場所：コントロール建屋地上１階
6 号炉側 2，７号炉側 2

添 3.16-18

(4) 中央制御室待避室陽圧化装置（空気ボンベ）
個数：174（予備 20）
容量：約 47L/個
充填圧力：約 15MPa
使用場所：コントロール建屋地上１階及び 2 階，
廃棄物処理建屋地上１階
保管場所：コントロール建屋地上１階及び 2 階，
廃棄物処理建屋地上１階(5) 差圧計
個数
使用場所
保管場所

：2（予備 1）
：コントロール建屋地上 2 階：コントロール建屋地上 2 階(6) 酸素濃度・二酸化炭素濃度計
個数：3（予備 1）
使用場所
：コントロール建屋地上 2 階
保管場所：コントロール建屋地上 2 階(7) データ表示装置（待避室）
個数
：2
取付箇所
：コントロール建屋地上 2 階(8) 無線連絡設備（常設）設 備 名：無線連絡設備（常設）
使用回線：無線系回線個数：1
取付箇所：コントロール建屋地上 2 階(9) 衛星電話設備（常設）設 備 名：衛星電話設備（常設）
使用回線：衛星系回線個数：1
取付箇所：コントロール建屋地上 2 階※１：「中央制御室待避室遮蔽（常設）」と「中央制御室待避室遮蔽（可搬型）」とをまとめた中央制御室待避室遮蔽全体を指す場合，単に「中央制御室待避室遮蔽」と記載する。
※２：「中央制御室可搬型陽圧化空調機フィルタユニット」と「中央制御室可搬型陽圧化空調機ブロワユニット」とをまとめた空調機全体を指す場合，単に「中央制御室可搬型陽圧化空調機」と記載する。
※３：フィルタの捕集効率は，総合除去効率を示す。

添 3.16-19

※４：中央制御室可搬型陽圧化空調機は 6 号及び 7 号炉で共用とし，フィルタユ
ニットは 6 号及び 7 号炉で合計 3 台，ブロワユニットは 6 号及び 7 号炉で合計 6 台を保管する。

添 3.16-20

3.16.2.2.3
設置許可基準規則第 43 条への適合方針
3.16.2.2.3.1
設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

中央制御室遮蔽，中央制御室待避室遮蔽（常設）及びデータ表示装置（待避室）は，コントロール建屋内に設置される設備であることから，想定される重大事故等が発生した場合におけるコントロール建屋内の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，表 3.16-6 に示す設計とする。
中央制御室待避室遮蔽（可搬型），中央制御室可搬型陽圧化空調機，差圧計，
酸素濃度・二酸化炭素濃度計は，コントロール建屋内に保管する機器であることから，想定される重大事故等が発生した場合におけるコントロール建屋内の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，
表 3.16-7 に示す設計とする。中央制御室待避室陽圧化装置（空気ボンベ）は，
コントロール建屋内及び廃棄物処理建屋内に保管する機器であることから，想定される重大事故等が発生した場合におけるコントロール建屋内及び廃棄物処理建屋内の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，表 3.16-7 に示す設計とする。
（59-3，59-8）

添 3.16-21

表 3.16-6

中央制御室遮蔽，中央制御室待避室遮蔽（常設） 及びデータ表示装置（待避室）の想定する環境条件及び荷重条件

環境条件等
温度・圧力・湿度・放射線
屋外の天候による影響
海水を通水する系統への影響
地震

風（台風）・積雪
電磁的影響

対応
コントロール建屋内で想定される温度，圧力，湿度及び放射線強度に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
海水を通水することはない。
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する。
（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方
針」に示す）
コントロール建屋内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

表 3.16-7 中央制御室待避室遮蔽（可搬型），中央制御室可搬型陽圧化空調機，中央制御室待避室陽圧化装置（空気ボンベ），差圧計及び酸素濃度・二酸化炭素
濃度計の想定する環境条件及び荷重条件
環境条件等
温度・圧力・湿度・放射線
屋外の天候による影響
海水を通水する系統への影響
地震

風（台風）・積雪
電磁的影響

対応
コントロール建屋内及び廃棄物処理建屋内で想定される
温度，圧力，湿度及び放射線強度に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
海水を通水することはない。
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認し，治具や輪止め等により転倒防止対策を行う。
コントロール建屋内及び廃棄物処理建屋内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

添 3.16-22

(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
中央制御室遮蔽，中央制御室待避室遮蔽（常設）は，コントロール建屋と一体のコンクリート構造を有し，重大事故等が発生した場合においても特段の操作を必要とせず直ちに使用できる設計とする。
中央制御室待避室遮蔽（可搬型）は，中央制御室待避室の均圧室内の壁面に固定して保管することで，重大事故等が発生した場合においても直ちに使用できる設計とする。
中央制御室可搬型陽圧化空調機は，中央制御室近傍のコントロール建屋内に保管し，重大事故等時において，速やかに使用できる設計とする。また，付属の操作スイッチにより保管場所で確実に操作が可能な設計とする。中央制御室
可搬型陽圧化空調機は仮設ダクトを設置して容易かつ確実に中央制御室を陽圧化が可能な設計とする。
中央制御室換気空調系の給排気隔離弁（MCR 排気ダンパ，MCR 外気取入ダン
パ及び MCR 非常用外気取入ダンパ）は電動駆動方式の隔離ダンパであるが，電源供給ができない場合においても，手動操作ハンドルが設置されており，現場での手動操作は，想定される重大事故等発生時において，現場で人力により確実に操作可能な設計とする。
中央制御室待避室陽圧化装置（空気ボンベ）の空気を供給するために必要な操作対象弁（空気ボンベ元弁，空気供給第一弁及び第二弁）は，重大事故等時において，現場及び中央制御室待避室での弁操作により，通常時の隔離された系統構成から重大事故等対処設備としての系統構成に速やかに切り替えが可能な設計とする。
データ表示装置（待避室）は，6 号及び 7 号炉のパラメータを監視するにあたり，重大事故等が発生した場合，設置場所であるコントロール建屋中央制御室待避室において，一般のコンピュータと同様に電源スイッチを操作することにより，確実に監視を行うことが可能な設計とする。
酸素濃度・二酸化炭素濃度計は，1 台で酸素濃度計と二酸化炭素濃度計の役割を担っており，付属の切り替えスイッチを操作することにより，容易かつ確
実に切り替えが可能な設計とする。
酸素濃度・二酸化炭素濃度計は，人力による持ち運びができるとともに，必要により保管場所である中央制御室内にて保管ケースによる固縛等により転倒対策が可能な設計とする。
差圧計は汎用の接続コネクタを用いて接続することにより，容易かつ確実に接続し，指示を監視することが可能な設計とする。
差圧計は，人力による持ち運びができるとともに，必要により保管場所である中央制御室内にて保管ケースによる固縛等により転倒対策が可能な設計とする。
添 3.16-23

表 3.16-8 に操作対象機器を示す。
表 3.16-8
機器名称
中央制御室
可搬型陽圧化空調機
フィルタユニット
中央制御室
可搬型陽圧化空調機
ブロワユニット

操作対象機器

状態の変化

操作場所

操作方法

フィルタ装着コントロール建屋
地上 1 階手動操作

停止 ⇒ 起動コントロール建屋
地上 1 階手動操作

MCR 外気取入
ダンパ

開 ⇒ 閉

コントロール建屋
地上 2 階手動操作

MCR 非常用外気取入
ダンパ

開 ⇒ 閉

コントロール建屋
地上 2 階手動操作

MCR 排気ダンパ

開 ⇒ 閉コントロール建屋
地上 2 階

手動操作

中央制御室待避室
陽圧化装置
空気ボンベ元弁

閉 ⇒ 開コントロール建屋
地上 1 階及び廃棄物処理建屋地上 1 階

手動操作

中央制御室待避室
陽圧化装置
空気供給第一弁閉 ⇒ 開

コントロール建屋
地上 2 階

手動操作

中央制御室待避室
陽圧化装置
空気供給第二弁閉 ⇒ 開

コントロール建屋
地上 2 階手動操作

データ表示装置
（待避室）

起動・停止
（パラメータ監視）

コントロール建屋
地上 2 階
中央制御室待避室スイッチ操作（59-3）

添 3.16-24

(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
中央制御室遮蔽及び中央制御室待避室遮蔽は，表 3.16-9 に示すように発電用原子炉の運転中又は停止中に外観検査が可能な設計とする。
中央制御室遮蔽及び中央制御室待避室遮蔽は，外観検査として、目視により機能・性能に影響を与えうる傷，割れ等がないことについて外観確認が可能な設計とする。
表 3.16-9 中央制御室遮蔽及び中央制御室待避室遮蔽の検査
発電用原子炉
項目
内容
の状態
運転中又は
停止中

外観確認

遮蔽の傷，割れ等の外観の確認

中央制御室可搬型陽圧化空調機は，表 3.16-10 に示すように発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能試験及び外観検査が可能な設計とする。
中央制御室可搬型陽圧化空調機は，機能・性能試験としてブロワユニット単体の運転状態の確認を行うことが可能な設計とする。また，外観検査としてブ
ロワユニット及びフィルタユニットの表面状態に目視により性能に影響を及
ぼすおそれのある傷，割れ等がないことについて外観確認を行えるとともに，フィルタの保管状態を確認し，保管容器がフィルタ性能に影響を与えるような状態にないことについて外観確認が可能な設計とする。

添 3.16-25

表 3.16-10 中央制御室可搬型陽圧化空調機の試験及び検査
発電用原子炉項目
内容の状態
機能・性能試験 ブロワユニット単体の運転性能の確認
中央制御室可搬型陽圧化空調機の表面状態の外
運転中
外観確認
観の確認
フィルタの保管状態の外観の確認
ブロワユニット単体の運転性能の確認
機能・性能試験
中央制御室の陽圧化試験
停止中
中央制御室可搬型陽圧化空調機の表面状態の外
外観確認
観の確認
フィルタの保管状態の外観の確認
中央制御室可搬型陽圧化装置（空気ボンベ）は，表 3.16-11 に示すように発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能試験及び外観検査が可能な設計とする。
中央制御室待避室陽圧化装置（空気ボンベ）は，機能・性能試験として空気
ボンベ残圧の確認により空気ボンベ容量確認を行えるとともに，外観検査として目視により性能に影響を及ぼすおそれのある傷，割れ等がないことについて
外観確認が可能な設計とする。
表 3.16-11
発電用原子炉の状態
運転中

中央制御室待避室陽圧化装置（空気ボンベ）の試験及び検査項目

内容

機能・性能試験

空気ボンベ残圧の確認
中央制御室待避室陽圧化装置（空気ボンベ）の表面状態の外観の確認
空気ボンベ残圧の確認
中央制御室待避室の陽圧化試験
中央制御室待避室陽圧化装置（空気ボンベ）の表面状態の外観の確認

外観確認
機能・性能試験

停止中
外観確認

また，中央制御室及び中央制御室待避室は，発電用原子炉停止中に機能・性能試験が可能な設計とする。
中央制御室及び中央制御室待避室は、機能・性能試験として，中央制御室換
気空調系バウンダリ及び中央制御室待避室内を陽圧化した状態において差圧測定を行うことにより，気密性能確認が可能な設計とする。

添 3.16-26差圧計は，表 3.16-12 に示すように発電用原子炉の運転中又は停止中において，機能・性能試験及び外観検査が可能な設計とする。
差圧計は，機能・性能試験として計器単品での点検・校正が可能であり，また中央制御室換気空調系バウンダリ及び中央制御室待避室の陽圧化機能確認
時に合わせて指示値の確認が可能な設計とする。また，外観検査として，目視により性能に影響を及ぼすおそれのある傷，割れ等がないことについて外観確認を行うことが可能な設計とする。
（59-5）
表 3.16-12
発電用原子炉
の状態
運転中又は
停止中

差圧計の試験及び検査項目

内容

機能・性能試験
外観確認

差圧計単体の点検・校正
陽圧化機能確認時の性能検査
機器表面状態の外観の確認

酸素濃度・二酸化炭素濃度計は，表 3.16-13 に示すように発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能試験及び外観検査が可能な設計とする。
酸素濃度・二酸化炭素濃度計は，校正ガスによる指示値等の確認により機能・性能試験を行える設計とする。また，外観検査として、目視により性能に影響を及ぼすおそれのある傷，割れ等がないことについて外観確認を行うことが可能な設計とする。
（59-5）
表 3.16-13
発電用原子炉
の状態
運転中又は
停止中

酸素濃度・二酸化炭素濃度計の試験及び検査項目
機能・性能試験
外観確認

内容
校正ガスによる性能試験
外観の確認

データ表示装置（待避室）は，表 3.16-14 に示すとおり，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能試験及び外観の確認が可能な設計とする。
データ表示装置（待避室）は，機能・性能試験としてデータの表示機能の確認が可能な設計とする。また，外観検査として，目視により性能に影響を及ぼすおそれのある傷，割れ等がないことについて外観確認が可能な設計とする。
表 3.16-14
発電用原子炉
の状態
運転中又は
停止中

データ表示装置（待避室）の試験及び検査項目
機能・性能試験
外観確認

内容
機能（データの表示）の確認
外観の確認(59-5)

添 3.16-27

(4) 切替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
中央制御室遮蔽及び中央制御室待避室遮蔽は，コントロール建屋と一体のコンクリート構造とする。本来の用途である遮蔽以外の用途として使用することはなく，中央制御室及び中央制御室待避室の使用にあたり，重大事故等時において，切り替えることなく使用できる設計とする。
中央制御室可搬型陽圧化空調機，中央制御室待避室陽圧化装置（空気ボンベ），
差圧計，酸素濃度・二酸化炭素濃度計及びデータ表示装置（待避室）は通常時に使用する設備ではなく，重大事故等時において，他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。
中央制御室待避室陽圧化装置（空気ボンベ）の空気を供給するために必要な操作対象弁（空気ボンベ元弁，空気給気第一弁及び第二弁）は，重大事故等時において，現場及び中央制御室待避室での弁操作により，通常時の隔離された系統構成から重大事故等対処設備としての系統構成に速やかに切替えが可能な設計とする。
中央制御室換気空調系の給排気隔離弁（MCR 排気ダンパ，MCR 外気取入ダン
パ，MCR 非常用外気取入ダンパ）は，中央制御室の近傍に設置することで重大事故等時において，速やかな切替え操作が可能な設計とする。

添 3.16-28

経過時間（ 分）
10

20

30

40

50

60

70

80

90

100

110

120

130

140

150

160

170

180

190

200

210

220

230

240

250

260

270

280

290

300

310

320

備考

事象発生

実施箇 所・必要人員数

原子炉スクラム
プラント状況判断

1人

中央 監視
緊 急時対策本部連 絡

当直副 長
当直副 長

1人
1人

各 号炉運転操作指 揮

緊急時対策本部 要員

5人

責任者
操作 項目

指揮者
通報連絡者

当直 長
6号
7号

運転 員
（中央 制御室）
6号
7号

運転員
（現場）
6号

7号

約0.3時間 炉心損傷開始
約0.4時間 燃料被覆管温度1200℃到達

操 作の内容約0.7時間 燃料温度約2500K(約2227℃)到達

中央制御室連絡
発電所外部連絡緊急時対策要員
（現 場）
6号
7号

約25分 常設代替交流電源設備による給電開始
約30分

非常用ガス処理系 運転開始
70分 原子炉注水開始

・給 水 流量 の全 喪 失確 認

状況 判断

2人
A,B

2人
a.b

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

・非 常 用デ ィー ゼ ル発 電機

－

－

－

－

－

－

・外 部 電源

－

－

－

－

－

－

・給 水 系， 原子 炉 隔離 時冷 却 系， 高 圧炉 心注 水 系， 残 留熱 除去
系 機 能回 復

（1人）

（1人）

A

a

－

－

－

－

・原 子 炉格 納容 器 内水 素濃 度 監視

－

－

－

－

・第 一 ガス ター ビ ン発 電機

起動

10分

－

－

－

－

・第 一 ガス ター ビ ン発 電機

給電

5分

・全 交 流動 力電 源 喪失 確認

状況判断後も事故対応に必要なパラメータを適宜監視する

10分

・原 子 炉ス クラ ム ，タ ービ ン ・ト リ ップ 確認

交流 電源回復操作（解 析上考慮せず）

高圧 ／低圧注水機能 喪失調査，復旧操作（解 析上考慮せず）
原子 炉格納容器内水 素濃度監視
常設 代替交流電源設 備準備操作（第一ガスター ビン発電機）
常設 代替交流電源設 備運転（第一ガスター ビン発電機）

（1人）
A

（1人）
a

対応可能な要員により対応する

回復

対応可能な要員により対応する

対応可能な要員により対応する

適宜実施

（1人）
B

（1人）
b

－

－

－

－

・非 常 用高 圧母 線

－

－

4人
C,D
E,F

4人
c,d
e,f

－

－

・放 射 線防 護装 備 準備 ／装 備－・現 場 移動・非 常 用高 圧母 線 D系
（ 電 源盤 受電 準 備）

受 電 前準 備

15分

15分

常設 代替交流電源設 備からの非常 用高圧母線 D系 受電 準備操作－

常設 代替交流電源設 備からの非常 用高圧母線 D系 受電 操作

機能 回 復

－

－

－

（1人）
B

（1人）
b

（2人）
C,D

（2人）
c,d

－

D系

受 電 前準 備（ 中 央制 御室 ）

15分

10分

（2人）
e,f

－

－

・現 場 移動・非 常 用高 圧母 線 D系 受 電 前準 備
（ コ ント ロー ル 建屋 負荷 抑 制）

－

－

－

－

・非 常 用高 圧母 線

D系

受 電 確認

5分

（2人）
c,d

5分

（2人）
E,F

－

－

（2人）
C,D

－

－

・非 常 用高 圧母 線

D系

受電

（1人）
B

（1人）
b

－

－

－

－

・非 常 用高 圧母 線

C系

受 電 前準 備（ 中 央制 御室 ）

－

－

（2人）
E,F

（2人）
e,f

－

－

・現 場 移動・非 常 用高 圧母 線

C系

受 電 前準 備

（1人）
B

（1人）
b

－

－

－

－

・非 常 用高 圧母 線

C系

受 電 確認

5分

－

－

（2人）
E,F

（2人）
e,f

－

－

・非 常 用高 圧母 線

C系

受電

5分

－

－

－

－

・非 常 用ガ ス処 理 系排 風機

（1人）

（1人）

A

a
－

・原 子 炉建 屋差 圧 監視・原 子 炉建 屋差 圧 調整

（1人）
A

（1人）
a

－

－

－

－

・復 水 移送 ポン プ （B， C） 起 動／ 運 転確 認
・低 圧 代替 注水 系 （常 設） 系 統構 成

－

－

（2人）
E,F

（2人）
e,f

－

－

・現 場 移動・低 圧 代替 注水 系 （常 設） 現 場系 統構 成
※ 復 水貯 蔵槽 吸 込ラ イン 切 替え

（1人）
A

（1人）
a

－

－

－

－

・残 留 熱除 去系

注入 弁操 作代替 格納容器スプレ イ冷却系（常
設） 操作

（1人）
A

（1人）
a

－

－

－

－

・残 留 熱除 去系

スプ レイ 弁 操作

中央 制御室照明確保（解 析上考慮せず）

（1人）

（1人）

B

b

－

－

－

－

・蓄 電 池内 蔵照 明 の点 灯確 認・可 搬 型照 明の 設 置， 点灯

－

－

－

－

・MCR系

（2人）
C,D

（2人）
c,d

－

－

－

－

・中 央 制御 室可 搬 型陽 圧化 空 調機 ブ ロア ユニ ッ ト起 動

（1人）
B

（1人）
b

－

－

・中 央 制御 室待 避 室照 明確 保・中 央 制御 室待 避 室デ ータ 表 示装 置 起動 操作－－

・現 場 移動・中 央 制御 室待 避 室陽 圧化 装 置空 気 供給 元弁 開－－・格 納 容器 スプ レ イに あわ せ た薬 品 注入

常設 代替交流電源設 備からの非常 用高圧母線 C系 受電 準備操作

常設 代替交流電源設 備からの非常 用高圧母線 C系 受電 操作

非常 用ガス処理系

運転確認－

低圧 代替注水系（常 設）

低圧 代替注水系（常 設）

－

準備操作

注水操作

中央 制御室 圧力調 整（中 央制御室可搬型 陽圧化空調機ブ
ロア ユニット起動）（解 析上考慮せず）
中央 制御室待避室の 準備操作
（解 析上考慮せず）－

格納 容器薬品注入操 作（解 析上考慮せず）

－

－

－

－

－

－

－

（2人）
c,d

（2人）

（2人）

E,F

e,f

運転 確 認

10分

25分

5分

適宜実施

全交流動力電源回復前から通信手段確保等の作業を実施する

15分

30分

破断口まで水位回復後，原子炉注水と格納容器スプレイ切替え

原子炉注水と格納容器スプレイ切替え

15分

・蓄電池内蔵照明の点灯確認は対応操作中に確認可能
・可搬型照明の設置，点灯作業は適宜実施する

隔 離弁 操作要員を確保して対応する

30分

交流電源回復により遠隔操作可能な場合は遠隔にて隔離操作を実施する
要員を確保して対応する
30分

10分

要員を確保して対応する

30分

格納容器スプレイにあわせて実施

要員を確保して対応する要員を確保して対応する

図 3.16-3 「大 LOCA＋注水機能喪失＋全交流動力電源喪失」シーケンス
居住性を確保するための設備及び運転員の被ばくを低減するための設備のタイムチャート＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況について（個別手順）の 1.16 で示すタイムチャート

添 3.16-29

(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1に示す。

多様性，位置的分散，悪影響防止等」

中央制御室遮蔽及び中央制御室待避室遮蔽（常設）は，コントロール
建屋と一体のコンクリート構造とし，倒壊等により他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
中央制御室待避室遮蔽（可搬型），中央制御室可搬型陽圧化空調機，中央制御室待避室陽圧化装置（空気ボンベ），差圧計，酸素濃度・二酸化炭素濃度計及びデータ表示装置（待避室）は，他の設備から独立して使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
中央制御室可搬型陽圧化空調機は，使用場所及び保管場所であるコン
トロール建屋内にて架台への固定等により転倒防止対策が可能な設計とする。
中央制御室可搬型陽圧化空調機のブロワ羽根は回転軸との一体型であるが，中央制御室可搬型陽圧化空調機の運転中に羽根が破損したとしても，羽根がブロワケーシング内にとどまり，飛散物となって他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
中央制御室換気空調系は給排気隔離弁（MCR 排気ダンパ，MCR 外気取入ダンパ，MCR 非常用外気取入ダンパ）の閉操作によって，通常時の系統構
成から重大事故等対処設備としての系統構成及び系統隔離が可能とする
ことにより，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
中央制御室待避室遮蔽（可搬型），中央制御室可搬型陽圧化空調機，中央制御室待避室陽圧化装置（空気ボンベ），差圧計及び酸素濃度・二酸化炭素濃度計は，固定することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
（59-3，59-8）

添 3.16-30

(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

重大事故等時に操作が必要な機器の設置場所，操作場所を表 3.16-15に示す。
中央制御室遮蔽及び中央制御室待避室遮蔽（常設）は，コントロール
建屋と一体のコンクリート構造とし，操作を必要としない設計とする。
中央制御室待避室遮蔽（可搬型），中央制御室可搬型陽圧化空調機，中央制御室換気空調系の給排気隔離弁（MCR 排気ダンパ，MCR 外気取入ダンパ，
MCR 非常用外気取入ダンパ），差圧計，酸素濃度・二酸化炭素濃度計及びデータ表示装置（待避室）は，コントロール建屋内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件及び荷重条件を考慮した設計とする。
中央制御室待避室陽圧化装置（空気ボンベ）は，コントロール建屋内
及び廃棄物処理建屋内に設置し，想定される重大事故等時における環境
条件及び荷重条件を考慮した設計とする。
中央制御室待避室遮蔽（可搬型），中央制御室可搬型陽圧化空調機，中央制御室待避室陽圧化装置（空気ボンベ），中央制御室換気空調系の給排気隔離弁（MCR 排気ダンパ，MCR 外気取入ダンパ，MCR 非常用外気取入ダンパ），差圧計，酸素濃度・二酸化炭素濃度計及びデータ表示装置（待避室）の接続及び操作は，想定される重大事故等時において，設置場所で操作可能な設計とする。
（59-3,59-8）

添 3.16-31

表 3.16-15
機器名称
中央制御室可搬型陽圧化
空調機
差圧計

操作対象機器設置場所
設置場所

操作場所

コントロール建屋 地上 1 階

コントロール建屋 地上 1 階

コントロール建屋 地上 2 階

コントロール建屋 地上 2 階
中央制御室待避室
コントロール建屋 地上 2 階

酸素濃度・二酸化炭素濃度計

コントロール建屋 地上 2 階

中央制御室
及び中央制御室待避室

コントロール建屋 地上 2 階

コントロール建屋 地上 2 階

中央制御室待避室

中央制御室待避室

MCR 排気ダンパ

コントロール建屋 地上 2 階

コントロール建屋 地上 2 階

MCR 外気取入ダンパ

コントロール建屋 地上 2 階

コントロール建屋 地上 2 階

MCR 非常用外気取入ダンパ

コントロール建屋 地上 2 階

コントロール建屋 地上 2 階

コントロール建屋地上 1 階及コントロール建屋地上 1 階及び廃棄物処理建屋地上 1 階

び廃棄物処理建屋地上 1 階

コントロール建屋地上 2 階

コントロール建屋地上 2 階

コントロール建屋地上 2 階

コントロール建屋地上 2 階

データ表示装置（待避室）

中央制御室待避室
陽圧化装置
空気ボンベ元弁
中央制御室待避室
陽圧化装置
空気給気第一弁中央制御室待避室
陽圧化装置
空気給気第二弁添 3.16-32

3.16.2.2.3.2

設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 2 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.2

容量等」に示す。

中央制御室遮蔽及び中央制御室待避室遮蔽（常設）は，中央制御室待避室遮蔽（可搬型），中央制御室可搬型陽圧化空調機及び中央制御室待避
室陽圧化装置（空気ボンベ）の機能とあいまって，運転員の被ばくの観点から結果が最も厳しくなる事故収束に成功した事故シーケンスにおいても，運転員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えないようにするために必要な遮蔽性を確保可能な設計とする。
データ表示装置（待避室）は，炉心の著しい損傷が発生した場合において，中央制御室待避室にて監視するために必要なデータの表示を行うことができる設計とする。また，必要な台数として 6 号炉及び 7 号炉用に各 1 台を設置する設計とする。
(59-10)(2) 共用の禁止（設置許可基準規則第 43 条第 2 項二）(ⅰ) 要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1に示す。

多様性，位置的分散，悪影響防止等」

中央制御室遮蔽及び中央制御室待避室遮蔽（常設）は，重大事故等時において， 6 号及び 7 号炉の事故対応を一つの中央制御室にて実施し，プラント状態に応じた運転員の融通により安全性の向上が図れることから，6 号及び 7 号炉で共用する設計とする。
添 3.16-33

データ表示装置（待避室）は， 6 号及び 7 号炉で共用しない設計とする。

(3) 設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 2 項三）(ⅰ) 要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1に示す。

多様性，位置的分散，悪影響防止等」

中央制御室遮蔽及び中央制御室待避室遮蔽（常設）は，自然現象として考慮する津波，風(台風)，竜巻，低温（凍結），積雪，降水，落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象による影響及び外部人為事象として考慮する火災・爆発（森林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機墜落火災），有毒ガス，船舶の衝突及び電磁的障害に対して，外部からの衝撃による損傷の防止が図られたコントロール建屋内に設置する設計とする。
データ表示装置（待避室）は，自然現象として考慮する津波，風(台風)，
竜巻，低温（凍結），積雪，降水，落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象による影響及び外部人為事象として考慮する火災・爆発（森林火災，
近隣工場等の火災・爆発，航空機墜落火災），有毒ガス，船舶の衝突及び電磁的障害に対して，外部からの衝撃による損傷の防止が図られたコン
トロール建屋地上 2 階中央制御室待避室内に設置する設計とする。
データ表示装置（待避室）の多様性を表 3.16-16 に示す。

添 3.16-34

表 3.16-16

データ表示装置（待避室）の多様性防止でも緩和でもない重大事故対処設備
データ表示装置（待避室）
データ表示装置（待避室）は，耐震性を有するコントロール建屋に設置し，使用する有線（ケーブル）を含め，基準地震動 Ss で機能維持できる設計とすることで，基準地震動 Ss が共通要因となり必要なデータ表示装
置の機能が損なわれない設計とする。
(59-3)

添 3.16-35

3.16.2.2.3.3

設置許可基準規則第 43 条第 3 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 3 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量に加え，十分に余裕のある
容量を有するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.2

容量等」に示す。

中央制御室待避室遮蔽（可搬型）は，中央制御室遮蔽及び中央制御室
待避室遮蔽（常設），中央制御室可搬型陽圧化空調機及び中央制御室待避室空気ボンベ陽圧化装置（空気ボンベ）の機能とあいまって，運転員の被ばくの観点から結果が最も厳しくなる事故収束に成功した事故シーケ
ンスにおいても，運転員の実効線量を 7 日間で 100mSv を超えないようにするために必要な設計とする。
中央制御室可搬型陽圧化空調機は，中央制御室内の運転員の窒息を防止するとともに，中央制御室換気空調系バウンダリを陽圧化し，中央制
御室バウンダリ内へのフィルタを介さない外気の流入を一定時間遮断するために十分な給気量及び差圧を確保する設計とする。
中央制御室待避室陽圧化装置（空気ボンベ）は，中央制御室待避室内の運転員の窒息を防止するとともに，中央制御室待避室を陽圧化し，給気ライン以外からの中央制御室待避室内への外気の流入を一定時間遮断するために十分な空気ボンベ容量を確保可能な設計とする。
差圧計は，中央制御室内とコントロール建屋，中央制御室待避室内とコントロール建屋との差圧範囲を測定できるものを， 7 号炉中央制御室，中央制御室待避室それぞれ１個を保管する設計とする。保管数は，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 個を加えた
合計 3 個を分散して保管する設計とする。
酸素濃度・二酸化炭素濃度計は，中央制御室内及び中央制御室待避室
内の酸素濃度，二酸化炭素濃度が活動に支障がない範囲であることの測定が可能なものを，6 号炉中央制御室，7 号炉中央制御室，中央制御室待避室それぞれ１で個を使用する。保管数は，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 個を加えた合計 4 個を分散して保管する設計とする。
（59-6，59-8）
添 3.16-36

(2) 確実な接続（設置許可基準規則第 43 条第 3 項二）(ⅰ) 要求事項
常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。）と接続するものにあっては，当該常設設備と容易かつ確実に接続することができ，かつ，二以上の系統又は発電用原子炉施設が相互に使用することができるよう，接続部の規格の統一その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
中央制御室可搬型陽圧化空調機との接続は，簡便な接続とし一般的な工具を用いて容易かつ確実に接続可能な設計とする。
中央制御室待避室遮蔽（可搬型），差圧計及び酸素濃度・二酸化炭素濃度計は，他の設備から独立して単独で使用可能なことにより，使用のための接続を伴わない設計とする。
（59-3，59-8）(3) 複数の接続口（設置許可基準規則第 43 条第 3 項三）(ⅰ) 要求事項
常設設備と接続するものにあっては，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外から水又は電力を供給するものに限る。）の接続口をそれぞれ
互いに異なる複数の場所に設けるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1に示す。

多様性，位置的分散，悪影響防止等」

中央制御室待避室遮蔽（可搬型），中央制御室可搬型陽圧化空調機，中央制御室待避室陽圧化装置（空気ボンベ），差圧計及び酸素濃度・二酸化炭素濃度計は，可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外から水又は電力を供給するものに限る。）に該当しないことから対象外とする。
（59-3，59-8）

添 3.16-37

(4) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項四）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において可搬型重大事故等対処設備を設置場所に据え付け，及び常設設備と接続することができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

中央制御室待避室遮蔽（可搬型）は，重大事故等が発生した場合において速やかに設置ができるよう，中央制御室待避室入口に隣接した位置に保管する設計とする。中央制御室可搬型陽圧化空調機，差圧計及び酸
素濃度・二酸化炭素濃度計は，コントロール建屋内に保管し，保管場所で操作可能な設計とする。中央制御室待避室陽圧化装置（空気ボンベ）
は，コントロール建屋内及び廃棄物処理建屋内に保管し，保管場所で操作可能な設計とする。
（59-3，59-8）(5) 保管場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項五）(ⅰ) 要求事項
地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設
備の配置その他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管すること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1に示す。

多様性，位置的分散，悪影響防止等」

中央制御室待避室遮蔽（可搬型），中央制御室可搬型陽圧化空調機，中央制御室待避室陽圧化装置（空気ボンベ），差圧計及び酸素濃度・二酸化炭素濃度計は，風(台風)，竜巻，低温（凍結），降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象，火災・爆発（森林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機墜落火災），有毒ガス，船舶の衝突及び電磁的障害に
添 3.16-38

対して，外部からの衝撃による損傷の防止が図られたコントロール建屋内に保管する設計とする。
（59-3，59-8）(6) アクセスルートの確保（設置許可基準規則第 43 条第 3 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，工場等内の道路及び通路が確保できるよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

中央制御室待避室遮蔽（可搬型），中央制御室可搬型陽圧化空調機，差圧計及び酸素濃度・二酸化炭素濃度計は，使用場所及び保管場所が中央制御室及び中央制御室待避室近傍のため，重大事故等が発生した場合において確実なアクセスが可能な設計とする。
中央制御室待避室陽圧化装置（空気ボンベ）は，自然現象として考慮
する津波，風(台風)，竜巻，低温（凍結），積雪，降水，落雷，地滑り，
火山の影響，生物学的事象による影響及び外部人為事象として考慮する
火災・爆発（森林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機墜落火災），有
毒ガス，船舶の衝突及び電磁的障害に対して，外部からの衝撃による損傷の防止が図られたコントロール建屋内及び廃棄物処理建屋内に保管し，地震時の迂回路も考慮して複数の屋内アクセスルートを確保する設計とする。
なお，溢水等に対しては，アクセスルートでの被ばくを考慮した放射線防護具を着用することとし，運用については，「技術的能力説明資料
1.0 重大事故等対策における共通事項」に，火災防護については，「2.2
火災による損傷の防止（設置許可基準規則第 41 条に対する設計方針を示す章）」に示す。
（59-3，59-8）

添 3.16-39

(7) 設計基準事故対処設備及び常設重大事故等防止設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 3 項七）(ⅰ) 要求事項
重大事故防止設備のうち可搬型のものは，共通要因によって，設計基準事故対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設重大事故防止設備の重大事故等に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがない
よう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1
ついて示す。

多様性，位置的分散，悪影響防止等に

中央制御室可搬型陽圧化空調機及び中央制御室待避室陽圧化装置（空気ボンベ）は，外部からの衝撃による損傷の防止が図られたコントロー
ル建屋内に保管し，設計基準対象施設である中央制御室換気空調系設備とは位置的分散し，系統構成上も分離し保管する設計とする。
また，中央制御室可搬型陽圧化空調機は，設計基準事故対処設備の中央制御室換気空調系に給電しているディーゼル発電機に対して，ガスタ
ービン発電機からの給電を可能とすることで，設計基準対象設備に対して多様化された電源からの給電が可能な設計とする。
差圧計及び酸素濃度・二酸化炭素濃度計は，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた中央制御室内及び中央制御室待避室内に保管し，複数個数を位置的に分散させて保管する設計とする。
中央制御室可搬型陽圧化空調機及び中央制御室待避室陽圧化装置の多様性，位置的分散を表 3.16-17 に示す。
（59-3，59-4，59-8）

添 3.16-40

表 3.16-17 中央制御室可搬型陽圧化空調機及び中央制御室待避室陽圧化装置の多様性，位置的分散
設計基準事故対処設備
項目

中央制御室

中央制御室

送風機／

再循環

排風機

送風機
中央制御室

重大事故等対処設備

中央制御室

中央制御室

可搬型陽圧化空調機

待避室陽圧化装置

コントロール建屋内

空気ボンベ

空気源

外気

潤滑油

不要

不要

不要

不要

冷却水

不要

不要

不要

不要

再循環

非常用ディーゼル発電機

常設代替交流電源設備（第一ガスタービン発電機）

不要

駆動電源

主要設備
設置場所

原子炉建屋

屋外

地上 1 階

（7 号炉タービン建屋南側）

コントロー

コントロー

ル建屋

ル建屋

地上 2 階

地上 1 階コントロール建屋
地上 1 階添 3.16-41－
コントロール建屋
地上 1 階及び 2 階，
廃棄物処理建屋地上 1 階

3.16.2.3

非常用ガス処理系

3.16.2.3.1
設備概要
非常用ガス処理系は，重大事故等時に原子炉格納容器から原子炉建屋内に放射性物質を含む気体が漏えいした場合において，原子炉建屋原子炉区域内を負圧に維持するとともに，主排気筒（内筒）を通して原子炉建屋外に排気することで，運転員の被ばくを低減する目的として使用する。なお，本系統を用いる
ことで，緊急時対策要員の現場作業における被ばくを低減することも可能である。
本系統は，非常用ガス処理系排風機，電源設備（非常用交流電源設備，常設
代替交流電源設備），計測制御装置（非常用ガス処理系排気流量，原子炉建屋外気差圧），流路である非常用ガス処理系乾燥装置（湿分除去装置，加熱コイル），
非常用ガス処理系フィルタ装置，非常用ガス処理系配管及び弁並びに主排気筒（内筒）から構成される。
本系統の系統概要図を図 3.16-4，重大事故等対処設備一覧を表 3.16-18 に示す。
本系統は，原子炉建屋原子炉区域を水柱約 6mm の負圧に保ち，原子炉建屋原
子炉区域内空気を 50%／d で処理する能力をもっている。また，本系統により排気する気体は，主排気筒（内筒）を通して地上高さ約 73m の排気口から放出す
る設計とする。
本系統の操作に当たっては，自動起動インターロック条件成立時における第一ガスタービン発電機の起動操作による自動起動，もしくは中央制御室からの非常用ガス処理系排風機操作スイッチの手動操作により運転を行う。

図 3.16-4

非常用ガス処理系
添 3.16-42

系統概要図

表 3.16-18

非常用ガス処理系に関する重大事故等対処設備一覧

設備区分

設備名

主要設備

非常用ガス処理系排風機【常設】

附属設備

－

水源

－

流路

非常用ガス処理系フィルタ装置【常設】非常用ガス処理系乾燥装置【常設】非常用ガス処理系 配管・弁【常設】主排気筒（内筒）【常設】原子炉建屋原子炉区域【常設】注入先－電源設備※1

非常用交流電源設備
非常用ディーゼル発電機（設計基準拡張）【常設】
常設代替交流電源設備
第一ガスタービン発電機【常設】第一ガスタービン発電機用燃料タンク【常設】第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】軽油タンク【常設】タンクローリ（16kL）【可搬】

計装設備

非常用ガス処理系排気流量【常設】原子炉建屋外気差圧【常設】※1：単線結線図を補足説明資料 59-2 に示す。
電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

添 3.16-43

3.16.2.3.2

主要設備の仕様(1) 非常用ガス処理系排風機
種類
：遠心式
容量
：約 2,000m3/h/台
最高使用圧力 ：0.025MPa
最高使用温度 ：150℃
個数：1（予備 1）
取付箇所
：原子炉建屋 地上 3 階
原動機の出力 ：22kW（6 号炉）
15kW（7 号炉）

添 3.16-44

3.16.2.3.3
3.16.2.3.3.1

設置許可基準規則第 43 条への適合方針
設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

非常用ガス処理系排風機は，原子炉建屋原子炉区域内に設置する設備であることから，想定される重大事故等時における，原子炉建屋原子炉区域内の環境
条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，以下の表 3.16-19 に示す設計とする。なお，非常用ガス処理系に流入する気体の水素濃度は，保守的な条件においても約 0.8%であるため，水素が燃焼する濃度である 4%に到達することはなく水素爆発は生じない。
非常用ガス処理系排風機の操作は，中央制御室の操作スイッチから遠隔操作可能な設計とする。
（59-3，59-12）
表 3.16-19 想定する環境条件及び荷重条件
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・放射 原子炉建屋原子炉区域内で想定される温度，圧力，
線
湿度及び放射線強度に耐えられる性能を確認した
機器を使用する。
屋外の天候による影響
屋外に設置するものではないため，天候による影
響は受けない。
海水を通水する系統への 海水を通水することはない。
影響地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）。
風（台風）・積雪
原子炉建屋原子炉区域内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

添 3.16-45

(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
非常用ガス処理系の起動操作は，自動起動インターロック条件成立時における第一ガスタービン発電機の起動操作よる自動起動，もしくは中央制御室からの非常用ガス処理系排風機操作スイッチの手動操作により実施する。手動操作の場合には，非常用ガス処理系排風機操作スイッチを「起動」にすることで，非常用ガス処理系乾燥装置の加熱コイルが「停止」から「起動」，非常用ガス
処理系乾燥装置入口弁及び非常用ガス処理系フィルタ装置出口弁が「閉」から「開」となり，非常用ガス処理系排風機が起動する。自動起動の場合も起動シ
ーケンスは同一である。なお，系統流量低下による停止インターロックはない。
表 3.16-20 に操作対象機器を示す。
中央制御室の操作スイッチを操作するにあたり，運転員の操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，操作対象については銘板をつけることで識別可能とし，運転員の操作及び監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。
（59-3）

添 3.16-46

表 3.16-20

操作対象機器機器名称
非常用ガス処理系乾燥装置（A）

状態の変化
停止→起動

非常用ガス処理系乾燥装置（B）

停止→起動

非常用ガス処理系排風機（A）

停止→起動

非常用ガス処理系排風機（B）

停止→起動

非常用ガス処理系乾燥装置入口弁（A）

弁閉→弁開

非常用ガス処理系乾燥装置入口弁（B）

弁閉→弁開

非常用ガス処理系フィルタ装置出口
隔離弁（A）

弁閉→弁開

非常用ガス処理系フィルタ装置出口
隔離弁（B）

弁閉→弁開操作場所
コントロール
建屋地上 2 階
中央制御室
コントロール
建屋地上 2 階
中央制御室
コントロール
建屋地上 2 階
中央制御室
コントロール
建屋地上 2 階
中央制御室
コントロール
建屋地上 2 階
中央制御室
コントロール
建屋地上 2 階
中央制御室
コントロール
建屋地上 2 階
中央制御室
コントロール
建屋地上 2 階
中央制御室

操作方法
スイッチ操作

スイッチ操作

スイッチ操作

スイッチ操作

スイッチ操作

スイッチ操作

スイッチ操作

スイッチ操作(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
非常用ガス処理系は，表 3.16-21 に示すように発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能試験，及び弁動作試験が可能な設計とする。また，非常用ガ
ス処理系排風機は，発電用原子炉の停止中に分解検査，及び外観検査が可能な設計とする。
非常用ガス処理系の非常用ガス処理系排風機は，発電用原子炉の停止中にケーシングカバーを取り外して，排風機部品（主軸，羽根車）の状態を確認する
添 3.16-47

分解検査が可能な設計とする。
非常用ガス処理系を運転するために必要な操作対象弁（非常用ガス処理系乾燥装置入口弁，非常用ガス処理系フィルタ装置出口弁）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に開閉動作試験可能な構成とすることで，弁動作試験が可能な設計とする。
また，発電用原子炉の運転中及び停止中に，非常用ガス処理系排風機を起動させ，主排気筒（内筒）へ排気する試験を行うことで，非常用ガス処理系の機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
表 3.16-21 非常用ガス処理系の試験及び検査
発電用原子炉
項目
内容
の状態
運転中
機能・性能試験 運転性能の確認，漏えいの確認
弁動作試験
弁開閉動作の確認
停止中
機能・性能試験 運転性能の確認，漏えいの確認
弁動作試験
弁開閉動作の確認
分解検査
非常用ガス処理系排風機部品の表面状態を，試験及び目視により確認
外観検査
非常用ガス処理系排風機の外観の確認

運転性能の確認として，非常用ガス処理系排風機の流量，系統（排風機廻り）の振動，異音，異臭及び漏えいの確認が可能な設計とする。
非常用ガス処理系排風機部品の表面状態の確認として，浸透探傷検査により性能に影響を及ぼす指示模様がないこと，目視により性能に影響を及ぼすおそれのある傷，割れなどがないことの確認が可能な設計とする。
非常用ガス処理系乾燥装置のうち加熱コイルは，機能・性能試験として，絶縁抵抗及びエレメント抵抗について測定を行うことが可能な設計とする。
（59-5）(4) 切替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
非常用ガス処理系は，想定される重大事故等時において，設計基準事故対処
添 3.16-48

設備として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する。
なお，当該系統の使用にあたり切り替え操作が必要となることから，速やかに切り替え操作が可能なように，系統に必要な弁等を設ける。
非常用ガス処理系は，図 3.16-3 で示すタイムチャートのとおり速やかに切り替え操作を実施することが可能である。
（59-4）(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

非常用ガス処理系は，設計基準事故対処設備として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することにより，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
なお，非常用ガス処理系に流入する気体には水素が含まれるが，流入する気体の水素濃度は保守的な条件においても約 0.8%であり水素が燃焼する濃度である 4%に到達することはないこと，及び，非常用ガス処理系の運転中においては強制的に水素を含む気体を屋外に排出すること等により水素爆発を防止する機能を有していると評価できること，並びに，非常用ガス処理系の停止中においては系統内に流入した水素は継続的に供給されず，また，拡散により局所的に滞留しないことから可燃限界以上の濃度にならないため，非常用ガス処理
系は水素爆発を生じる可能性はなく，他の設備に対して悪影響を及ぼさない。
また，非常用ガス処理系停止後，非常用ガス処理系フィルタ装置内は除湿のためスペースヒータにより昇温される。そのため，系統停止後に非常用ガス処
理系フィルタ装置内にドレン水が発生することはないことから，水の放射線分解による水素の発生は考慮する必要はない。
（59-4,59-13）(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設
置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。

添 3.16-49

(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

非常用ガス処理系の系統構成に操作が必要な機器の設置場所，操作場所を表
3.16-22 に示す。
非常用ガス処理系排風機，非常用ガス処理系乾燥装置入口弁，非常用ガス処
理系フィルタ装置出口弁，非常用ガス処理系乾燥装置の加熱コイルは，原子炉
建屋原子炉区域に設置されている設備であるが，操作位置である中央制御室は放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。
（59-3）
表 3.16-22
機器名称
非常用ガス処理系乾燥装置（A）

操作対象機器設置場所
設置場所
原子炉建屋地上 3 階

非常用ガス処理系乾燥装置（B）

原子炉建屋地上 3 階

非常用ガス処理系排風機（A）

原子炉建屋地上 3 階

非常用ガス処理系排風機（B）

原子炉建屋地上 3 階

非常用ガス処理系乾燥装置入口弁（A）

原子炉建屋地上 3 階

非常用ガス処理系乾燥装置入口弁（B）

原子炉建屋地上 3 階

非常用ガス処理系フィルタ装置出口
隔離弁(A)

原子炉建屋地上 3 階

非常用ガス処理系フィルタ装置出口
隔離弁(B)

原子炉建屋地上 3 階

添 3.16-50

操作場所
コントロール
建屋地上 2 階
中央制御室
コントロール
建屋地上 2 階
中央制御室
コントロール
建屋地上 2 階
中央制御室
コントロール
建屋地上 2 階
中央制御室
コントロール
建屋地上 2 階
中央制御室
コントロール
建屋地上 2 階
中央制御室
コントロール
建屋地上 2 階
中央制御室
コントロール
建屋地上 2 階
中央制御室

3.16.2.3.3.2

設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 2 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.2

容量等」に示す。

非常用ガス処理系の非常用ガス処理系排風機は，運転員の被ばくを低減することを目的として使用するものであり，設計基準事故対処設備としての容量等の仕様が，原子炉建屋原子炉区域内を負圧に維持し，主排気筒（内筒）を通して原子炉建屋外に排気するために必要となる容量等の仕様に対して十分であることから，設計基準事故対処設備の容量と同仕様の設計とする。
（59-6）(2) 共用の禁止（設置許可基準規則第 43 条第 2 項二）(ⅰ) 要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

非常用ガス処理系の非常用ガス処理系排風機は，6 号炉及び 7 号炉において共用しない設計とする。

(3) 設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 2 項三）(ⅰ) 要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

非常用ガス処理系の非常用ガス処理系排風機は，重大事故緩和設備であり，同一目的の重大事故等対処設備はない。
非常用ガス処理系は，常設代替交流電源設備からの給電により駆動できることで，非常用交流電源設備からの給電に対して多様性を有する設計とする。
添 3.16-51

3.17

監視測定設備【60条】【設置許可基準規則】（監視測定設備）第六十条 発電用原子炉施設には、重大事故等が発生した場合に工場等及びその周辺（工場等の周辺海域を含む。）において発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度及び放射線量を監視し、及び測定し、並びにその結果を記録することができる設備を設けなければならない。
２ 発電用原子炉施設には、重大事故等が発生した場合に工場等において風向、風速その他の気象条件を測定し、及びその結果を記録することができる設備を設けなければならない。
（解釈）
１ 第１項に規定する「発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度及び放射線量を監視し、及び測定し、並びにその結果を記録することができる設備」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
ａ) モニタリング設備は、炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損が発生した場合に放出されると想定される放射性物質の濃度及び放射線量を測定できるもの
であること。
ｂ) 常設モニタリング設備（モニタリングポスト等）が機能喪失しても代替し得る十分な台数のモニタリングカー又は可搬型代替モニタリング設備を配備すること。
ｃ) 常設モニタリング設備は、代替交流電源設備からの給電を可能とすること。

添 3.17-1

3.17.1

設置許可基準規則第 60 条への適合方針
重大事故等が発生した場合に発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を含む。）において発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度及び放射線量を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録するための設備として，可搬型モニタリングポスト，可搬型放射線計測器及び小型船舶（海上モニタリング用）を設ける。
重大事故等が発生した場合に発電所において風向，風速その他の気象条件を測定し，及びその結果を記録するための設備として，可搬型気象観測装置を設ける。

(1) 放射性物質の濃度及び放射線量の測定に用いる設備（設置許可基準規則解釈の第1 項 a）,b)）（ⅰ）可搬型モニタリングポストによる放射線量の測定及び代替測定
モニタリング・ポストが機能喪失した場合にその機能を代替する重大事故等対処設備（放射線量の測定）として，可搬型モニタリングポストを設ける。可搬型
モニタリングポストは，重大事故等が発生した場合に，発電所敷地境界付近において，発電用原子炉施設から放出される放射線量を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録できる設計とし，モニタリング・ポストを代替し得る十分な個数を保管する。
また，可搬型モニタリングポストは，重大事故等が発生した場合に，発電所海側等において，発電用原子炉施設から放出される放射線量を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録できる設計とする。
さらに，可搬型モニタリングポストは，重大事故等が発生した場合に，5 号炉
原子炉建屋付近において，発電用原子炉施設から放出される放射線量を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録できる設計とし，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の陽圧化の判断として使用する。
可搬型モニタリングポストの指示値は，無線により伝送し， 5 号炉原子炉建屋
内緊急時対策所で監視できる設計とする。可搬型モニタリングポストで測定した放射線量は，電磁的に記録，保存し，電源喪失により保存した記録が失われない設計とする。また，記録は必要な容量を保存できる設計とする。可搬型モニタリ
ングポストの電源は，蓄電池を使用する設計とする。
（ⅱ）可搬型放射線計測器による空気中の放射性物質の濃度の代替測定
放射能観測車のダスト・よう素サンプラ，よう素測定装置又は GM 計数装置が機能喪失した場合にその機能を代替する重大事故等対処設備（空気中の放射性物
質の濃度の代替測定）として，可搬型放射線計測器(ダスト・よう素サンプラの代替として可搬型ダスト・よう素サンプラ，よう素測定装置の代替として NaI シ
ンチレーションサーベイメータ，GM 計数装置の代替として GM 汚染サーベイメー
タ)を設ける。
可搬型放射線計測器（可搬型ダスト・よう素サンプラ，NaI シンチレーション
サーベイメータ及び GM 汚染サーベイメータ）は，重大事故等が発生した場合に，発電所及びその周辺において，発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃添 3.17-2

度（空気中）を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録できるように測定値を表示する設計とし，放射能観測車を代替し得る十分な個数を保管する。可搬型
放射線計測器（NaI シンチレーションサーベイメータ及び GM 汚染サーベイメー
タ）の電源は，乾電池を使用する設計とし，可搬型放射線計測器（可搬型ダスト・
よう素サンプラ）の電源は，蓄電池を使用する設計とする。
（ⅲ）可搬型放射線計測器による空気中の放射性物質の濃度の測定，可搬型放射線計
測器による水中の放射性物質の濃度の測定，可搬型放射線計測器による土壌中の放射性物質の濃度の測定及び海上モニタリング
重大事故等対処設備（放射性物質の濃度及び放射線量の測定）として，重大事
故等が発生した場合に，発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を含む。）において，発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度（空気中，水中，土壌中）及び放射線量を測定するために，可搬型放射線計測器（可搬型ダスト・よう素サンプラ，NaI シンチレーションサーベイメータ，GM 汚染サーベイメータ，ZnS
シンチレーションサーベイメータ及び電離箱サーベイメータ）及び小型船舶（海上モニタリング用）を設ける。
可搬型放射線計測器は，重大事故等が発生した場合に，発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を含む。）において，発電用原子炉施設から放出される放射性物
質の濃度（空気中，水中，土壌中）及び放射線量を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録できるように測定値を表示する設計とし，発電所の周辺海域においては，小型船舶（海上モニタリング用）を用いる設計とする。
可搬型放射線計測器（NaI シンチレーションサーベイメータ，GM 汚染サーベイ
メータ，ZnS シンチレーションサーベイメータ及び電離箱サーベイメータ）の電
源は，乾電池を使用する設計とし，可搬型放射線計測器（可搬型ダスト・よう素サンプラ）の電源は，蓄電池を使用する設計とする。
「(1) 放射性物質の濃度及び放射線量の測定に用いる設備」は，炉心の著しい損
傷及び原子炉格納容器の破損が発生した場合に放出されると想定される放射性物
質の濃度及び放射線量を測定できる設計とする。
(2) 風向，風速その他の気象条件の測定に用いる設備（設置許可基準規則の第 2 項）（ⅰ）可搬型気象観測装置による気象観測項目の代替測定
気象観測設備が機能喪失した場合にその機能を代替する重大事故等対処設備（風向，風速その他の気象条件の測定）として，可搬型気象観測装置を設ける。
可搬型気象観測装置は，重大事故等が発生した場合に，発電所において風向，風速その他の気象条件を測定し，及びその結果を記録できる設計とし，気象観測設備を代替し得る十分な個数を保管する。
可搬型気象観測装置の指示値は，無線により伝送し，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所で監視できる設計とする。可搬型気象観測装置で測定した風向，風速その他の気象条件は，電磁的に記録，保存し，電源喪失により保存した記録が失われない設計とする。また，記録は必要な容量を保存できる設計とする。可搬型気

添 3.17-3

象観測装置の電源は，蓄電池を使用する設計とする。
(3) モニタリング・ポストの代替交流電源設備（設置許可基準規則解釈の第 1 項 c））
モニタリング・ポストの電源は，常用所内電源に接続しており，常用所内電源が喪失した場合は，代替交流電源であるモニタリング・ポスト用発電機から給電できる設計とする。
モニタリング・ポスト用発電機は，定期的に燃料を給油することで，モニタリ
ング・ポストでの監視，及び測定，並びに記録を継続できる設計とする。

なお，重大事故等が発生した場合に発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を含む。）において発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度及び放射線量を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録するための自主対策設備として，以下を整備する。
また，重大事故等が発生した場合に発電所において風向，風速その他の気象条件を測定し，及びその結果を記録するための自主対策設備として，以下を整備する。
(4) 自主対策設備
自主対策設備（放射線量の測定）として，発電所及びその周辺において，発電用原子炉施設から放出される放射線量を測定するために，モニタリング・ポストを設ける。
モニタリング・ポストは，重大事故等時に機能喪失していない場合は，発電所及びその周辺において，発電用原子炉施設から放出される放射線量を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録できる設計とする。
自主対策設備（放射性物質の濃度の測定）として，発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を含む。）において，発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度（空気中，水中，土壌中）を測定するために，放射能観測車，Ge ガンマ線多重波
高分析装置，可搬型 Ge ガンマ線多重波高分析装置，ガスフロー測定装置を設ける。
放射能観測車，Ge ガンマ線多重波高分析装置，可搬型 Ge ガンマ線多重波高分析装置，ガスフロー測定装置は，重大事故等時に機能喪失していない場合は，発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を含む。）において，発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度（空気中，水中，土壌中）を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録できるように測定値を表示する設計とする。
Ge ガンマ線多重波高分析装置，可搬型 Ge ガンマ線多重波高分析装置，ガスフロー測定装置を使用する場合は，必要に応じて試料の前処理を行い，測定する。
自主対策設備（風向，風速その他の気象条件の測定）として，気象観測設備を設ける。
気象観測設備は，重大事故等時に機能喪失していない場合は，発電所において風向，風速その他の気象条件を測定し，及びその結果を記録できる設計とする。
自主対策設備（モニタリング・ポストの電源）として，無停電電源装置を設ける。

添 3.17-4

無停電電源装置は，重大事故等時に機能喪失していない場合は，常用所内電源喪失時に自動起動し，モニタリング・ポストに約 15 時間以上給電できる設計とする。

添 3.17-5

3.17.2 重大事故等対処設備
3.17.2.1 監視測定設備
3.17.2.1.1 設備概要
放射性物質の濃度及び放射線量の測定に用いる設備は，重大事故等が発生した場
合に発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を含む。）において発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度及び放射線量を監視し，及び測定し，並びにその結果を記録することを目的として設置するものである。
放射性物質の濃度及び放射線量の測定に用いる設備は，可搬型モニタリングポス
ト，可搬型放射線計測器及び小型船舶（海上モニタリング用）を使用する。
風向，風速その他の気象条件の測定に用いる設備は，重大事故等が発生した場合に発電所において風向，風速その他の気象条件を測定し，及びその結果を記録することを目的として設置するものである。
風向，風速その他の気象条件の測定に用いる設備は，可搬型気象観測装置を使用する。
モニタリング・ポストの代替交流電源設備は，常用所内電源喪失時において，モ
ニタリング・ポストに給電できることを目的として設置するものである。
モニタリング・ポストの代替交流電源設備は，モニタリング・ポスト用発電機を使用する。
ただし，モニタリング・ポスト用発電機が，地盤の変形及び変位又は地震等により機能喪失した場合は，可搬型モニタリングポストにより，モニタリング・ポストの機能を代替する設計とする。
監視測定設備に関する重大事故等対処設備一覧を表 3.17-1 に示す。
可搬型設備である可搬型モニタリングポスト，可搬型放射線計測器，小型船舶（海上モニタリング用）及び可搬型気象観測装置は，保管場所から運搬し，人が携行して使用又は設置する設備であり，簡易な接続及び操作スイッチにより，確実に操作できるものである。
常設設備であるモニタリング・ポスト用発電機は，操作スイッチにより，確実に操作できるものであり，軽油タンクより，タンクローリ(4kL)を用いて燃料を補給できる設計とする。

添 3.17-6

表 3.17-1

監視測定設備に関する重大事故等対処設備一覧

設備区分

設備名

主要設備※1①可搬型モニタリングポスト【可搬】②可搬型放射線計測器【可搬】③小型船舶（海上モニタリング用）【可搬】④可搬型気象観測装置【可搬】⑤モニタリング・ポスト用発電機【常設】

付属設備

―

水源（水源に関する流路，電源設備を含む）
流路（伝送路）―
データ処理装置【常設】
：①，④

注水先

―

電源設備※2（燃料補給設備を含む）

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備【可搬】：①，④
可搬ケーブル【可搬】：①，④
負荷変圧器【常設】：①，④
交流分電盤【常設】：①，④
燃料補給設備軽油タンク【常設】：①，④，⑤
タンクローリ(4kL) 【可搬】：①，④，⑤
タンクローリ（16kL）
【可搬】
：①，④
軽油タンク出口ノズル・弁[流路] ：①，④，⑤

計装設備

―

※1：主要設備のうち，モニタリング・ポスト用発電機の単線結線図を補足資料 60-2-1 に示す。
※2：電源設備については「3.18 緊急時対策所（設置許可基準規則第 61 条に対する設計方針を示す章）」
で示す。

添 3.17-7

3.17.2.1.2

主要設備の仕様(1)可搬型モニタリングポスト（6 号及び 7 号炉共用）検出器の種類：NaI(Tl)シンチレーション，半導体
計 測 範 囲：10 ～ 109 nGy/h
個数：15 台(予備 1 台)
伝 送 方 法：無線
使 用 場 所
：屋外
保 管 場 所
：荒浜側高台保管場所，大湊側高台保管場所，
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所(2)可搬型放射線計測器（6 号及び 7 号炉共用）
a.可搬型ダスト・よう素サンプラ
個
数：2 台(予備 1 台)流 量 範 囲：0 ～ 50 L/min
使 用 場 所
：屋内及び屋外
保 管 場 所
：5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
b.NaI シンチレーションサーベイメータ
検出器の種類：NaI(Tl)シンチレーション
計 測 範 囲：0.1 ～ 30 μGy/h
個数：2 台(予備 1 台)
使 用 場 所
：屋内及び屋外
保 管 場 所
：5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
c.GM 汚染サーベイメータ
検出器の種類計 測 範 囲個数
使 用 場 所
保 管 場 所：GM 管
：0 ～ 100k min-1：2 台(予備 1 台)
：屋内及び屋外：5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

d.ZnS シンチレーションサーベイメータ
検出器の種類：ZnS(Ag)シンチレーション
計 測 範 囲：0 ～ 100k min-1
個数：1 台(予備 1 台)
使 用 場 所
：屋内及び屋外
保 管 場 所
： 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
e.電離箱サーベイメータ
検出器の種類計 測 範 囲個数
使 用 場 所

：電離箱
：0.001 ～ 1000
：2 台(予備 1 台)
：屋内及び屋外

添 3.17-8

mSv/h

保

管

場

所

：5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所(3)小型船舶（海上モニタリング用）（6 号及び 7 号炉共用）
個
数：1 台(予備 1 台)
最 大 積 載 量
：900 kg
使 用 場 所
：屋外
保 管 場 所
：荒浜側高台保管場所，大湊側高台保管場所(4)可搬型気象観測装置（6 号及び 7 号炉共用）
観 測 項 目：風向，風速，日射量，放射収支量，雨量
個
数：1 台(予備 1 台)
伝 送 方 法：無線
使 用 場 所
：屋外
保 管 場 所
：荒浜側高台保管場所，大湊側高台保管場所(5)モニタリング・ポスト用発電機（6 号及び 7 号炉共用）・ディーゼルエンジン個
数：3 台
使 用 燃 料
：軽油
・発電機
種
類
：3 相同期発電機
容量：約 40kVA/台
力
率
：0.8
電
圧
：460V
周
波
数
：50 Hz
取 付 箇 所
：モニタリング・ポスト 2,5,8 周辺エリア

添 3.17-9

3.17.2.1.3
設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度、放射線、荷重その他の使用条件において、重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
可搬型モニタリングポスト及び可搬型気象観測装置は，可搬型であり，屋外に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における屋外の環境条件を考慮した設計とする。表 3.17-2 に想定する環境条件
及び荷重条件（可搬型）と対応を示す。
（60-3-1，60-3-4）
可搬型ダスト・よう素サンプラ，NaI シンチレーションサーベイメータ，GM
汚染サーベイメータ，ZnS シンチレーションサーベイメータ及び電離箱サーベイ
メータは，可搬型であり，屋内又は屋外で使用する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における屋外の環境条件を考慮した設計とする。表 3.17-2 に想定する環境条件及び荷重条件（可搬型）と対応を示す。
（60-3-2）
小型船舶（海上モニタリング用）は，可搬型であり，屋外で使用する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における屋外の環境条件を考慮した設計とする。表 3.17-2 に想定する環境条件及び荷重条件（可搬型）と対応を示す。また，海で使用するため，耐腐食性材料を使用する設計とする。
（60-3-3）モニタリング・ポスト用発電機は，常設であり，地盤の変形及び変位又は地震等により重大事故等時においては機能喪失する可能性はあるが，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における屋外の環境条件を考慮した設計とする。表 3.17-3 に想定する環境条件及び荷重条件（常設）と対応を示す。
（60-3-5）

添 3.17-10

表 3.17-2想定する環境条件及び荷重条件（可搬型）考慮する外的事象

対応

温度・圧力・湿度・放射線

屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。

屋外の天候による
影響

降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対策
及び凍結防止対策を行える設計とする。

海水を通水する系統への影響

小型船舶（海上モニタリング用）は海上で使用するため，耐腐食性材料を使用する設計とする。

地震

適切な地震荷重との組合わせを考慮した上で機器が損傷しないことを確認し，治具により転倒防止措置を行う，又は人が携行し使用する。

風（台風）・積雪

屋外で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないことを応力評価により確認する。

電磁的影響

重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

表 3.17-3想定する環境条件及び荷重条件（常設）考慮する外的事象

対応

温度・圧力・湿度・放射線

屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。

屋外の天候による
影響

降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対策
及び凍結防止対策を行える設計とする。

海水を通水する系統への影響

海水を通水する系統はない。

地震モニタリング・ポストと同じクラス C として設計する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す。）。

風（台風）・積雪

屋外で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないことを応力評価により確認する。

電磁的影響

重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

添 3.17-11

(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものである
こと。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
監視測定設備における操作が必要な対象機器について，表 3.17-4 に示す。
可搬型モニタリングポスト及び可搬型気象観測装置は，測定器本体と蓄電池の接続をコネクタ接続とし，接続規格を統一することにより，確実に接続できる設計とする。操作スイッチにより現場での起動・停止及び測定が可能な設計とする。
また，車両等による運搬，移動ができ，人力による車両への積み込み等ができる
とともに，設置場所において転倒防止措置が可能な設計とする。
（60-3-1，60-3-4）
可搬型ダスト・よう素サンプラ，NaI シンチレーションサーベイメータ，GM
汚染サーベイメータ，ZnS シンチレーションサーベイメータ及び電離箱サーベイ
メータは，接続がなく単体で使用し，操作スイッチにより現場での起動・停止及び測定が可能な設計とする。また，人力により運搬，移動ができ，使用場所において人が携行し使用できる設計とする。
（60-3-2）
小型船舶（海上モニタリング用）は，操作スイッチにより現場での起動・停止が可能な設計とする。また，車両により運搬，移動が可能で，使用場所である海上で航行できる設計とする。
（60-3-3）モニタリング・ポスト用発電機は，現場操作パネルでの操作スイッチによる起動・停止が可能であり，遮断器操作（手動操作）により系統切り替えが可能な設計とする。また，運転状態を操作パネルの表示灯及び計器で確認できる設計とする。
（60-3-5）

添 3.17-12

表 3.17-4
機器名称

可搬型モニタリングポスト

操作対象機器

状態の変化

操作場所

操作方法

―

屋外

運搬・設置

ケーブル接続屋外

コネクタ接続

起動・停止
及び測定

屋外

スイッチ操作―

屋内及び屋外

運搬・設置

起動・停止

屋内及び屋外スイッチ操作―

屋内及び屋外

運搬・設置

起動・停止
及び測定

屋内及び屋外スイッチ操作―

屋内及び屋外

運搬・設置

起動・停止
及び測定

屋内及び屋外スイッチ操作―

屋内及び屋外

運搬・設置

起動・停止
及び測定

屋内及び屋外スイッチ操作―

屋内及び屋外

運搬・設置

起動・停止
及び測定

屋内及び屋外スイッチ操作

―

屋外

運搬・設置

起動・停止

屋外

スイッチ操作

―

屋外

運搬・設置

ケーブル接続屋外

コネクタ接続

起動・停止
及び測定

屋外

スイッチ操作

起動・停止

屋外

スイッチ操作系統切り替えモニタリング・ポ
スト局舎内

遮断器操作

可搬型ダスト・よう素サンプラ

NaI シンチレーションサーベイメータ

GM 汚染サーベイメータ

ZnS シンチレーションサーベイメータ

電離箱サーベイメータ

小型船舶（海上モニタリング用）

可搬型気象観測装置

モニタリング・ポスト用発電機

添 3.17-13

(3) 試験及び検査 （設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
健全性及び能力を確認するため、発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
監視測定設備における試験及び検査について，表 3.17-5 に示す。
放射線量の測定に使用する可搬型モニタリングポストは，発電用原子炉の運転中又は停止中，機能・性能試験として，機能の確認（模擬入力による特性確認）及び校正ができる設計とする。
（60-4-1）
試料採取に使用する可搬型ダスト・よう素サンプラは，発電用原子炉の運転中
又は停止中，機能・性能試験として，機能の確認（流量の確認）及び外観の確認ができる設計とする。
（60-4-2）放射性物質の濃度の測定に使用する NaI シンチレーションサーベイメータ，GM
汚染サーベイメータ，ZnS シンチレーションサーベイメータ，放射線量の測定に使用する電離箱サーベイメータは，発電用原子炉の運転中又は停止中，機能・性能試験として，校正ができる設計とする。
（60-4-3，60-4-4，60-4-5，60-4-6）
海上モニタリングに使用する小型船舶（海上モニタリング用）は，発電用原子炉の運転中又は停止中，機能・性能試験として，機能の確認（動作の確認）及び外観の確認ができる設計とする。
（60-4-7）
風向，風速その他の気象条件の測定に使用する可搬型気象観測装置は，発電用原子炉の運転中又は停止中，機能・性能試験として，機能の確認（模擬入力による特性確認）及び校正ができる設計とする。
（60-4-8）モニタリング・ポストに給電するモニタリング・ポスト用発電機は，発電用原子炉の運転中又は停止中，機能・性能試験として，機能の確認（模擬負荷による負荷確認）ができる設計とする。また，分解が可能な設計とする。
（60-4-9）

添 3.17-14

表 3.17-5
発電用原子炉の状態

監視測定設備の試験及び検査

主要設備

項目

内容

機能・性能試験

模擬入力による特性の確
認

運転中又は
停止中

可搬型モニタリングポスト

運転中又は
停止中

可搬型ダスト・よう素サンプラ

運転中又は
停止中

NaI シンチレーションサーベイメータ

機能・性能試験線源による校正

運転中又は停止中

GM 汚染サーベイメータ

機能・性能試験線源による校正

運転中又は停止中

ZnS シンチレーションサーベイメータ

機能・性能試験線源による校正

運転中又は停止中

電離箱サーベイメータ

機能・性能試験線源による校正

運転中又は停止中

小型船舶（海上モニタリング用）

機能・性能試験線源による校正
流量の確認
機能・性能試験
外観の確認

動作の確認
外観の確認

運転中又は
停止中

可搬型気象観測装置

運転中又は
停止中

モニタリング・ポスト用発電機

機能・性能試験

模擬入力による特性の確認
測定器の校正添 3.17-15

機能・性能試験

起動の確認，負荷確認

分解検査

分解確認

(4) 切り替えの容易性 （設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては、通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
監視測定設備は，本来の用途以外の用途として使用しない。
（60-3-1～5）(5) 悪影響の防止 （設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
重大事故等対処設備として使用する可搬型の監視測定設備は，他の設備から独立して単独で使用可能とし，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
（60-3-1～4）
重大事故等対処設備として使用する常設のモニタリング・ポスト用発電機は，
通常時は遮断器により分離された構成とすることで他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
（60-2-1，60-3-5）(6) 設置場所 （設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう、放射線量が高くなるおそれが少ない設置場
所の選定、設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
重大事故等対処設備として使用する監視測定設備の設置・操作場所を表
3.17-6 に示す。屋内，屋外及びモニタリング・ポスト局舎内は，放射線量が高くなるおそれが少ないため，設置及び操作が可能である。
（60-3-1～60-3-5）

添 3.17-16

表 3.17-6

操作対象機器設置場所

機器名称

設置場所

操作場所

可搬型モニタリングポスト

屋外

屋外

可搬型ダスト・よう素サンプラ

屋内及び屋外屋外

NaI シンチレーションサーベイメータ

屋内及び屋外

屋外

GM 汚染サーベイメータ

屋内及び屋外屋外

ZnS シンチレーションサーベイメータ

屋内及び屋外屋外

電離箱サーベイメータ

屋内及び屋外屋外

小型船舶（海上モニタリング用）

屋外

屋外

可搬型気象観測装置

屋外

屋外

モニタリング・ポスト用発電機

屋外

屋外及び
モニタリング・ポスト局舎内

添 3.17-17

3.17.2.1.4 設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合方針(1) 容量 （設置許可基準規則第 43 条第 2 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
常設重大事故等対処設備として使用するモニタリング・ポスト用発電機は，
1 台につき 3 台のモニタリング・ポストに給電可能な設計とし，合計 3 台のモニタリング・ポスト用発電機により，合計 9 台のすべてのモニタリング・ポス
トに給電可能な設計とする。
また，容量は約 40kVA/台を有する設計とし，一回の給油作業で約 18 時間連
続運転可能な設計とする。
（60-5-9）(2) 共用の禁止（設置許可基準規則第 43 条第 2 項二）(ⅰ) 要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし、二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって、同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は、この限りでない。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
常設重大事故等対処設備として使用するモニタリング・ポスト用発電機は，号炉に関わらず発電所敷地境界周辺を測定するモニタリング・ポストに給電する設備であり，モニタリング・ポストと同様に 6 号及び 7 号炉で共用する設計とする
ことで，操作に必要な時間・要員を減少させて安全性の向上を図ることとする。
（60-3-5）

添 3.17-18

(3) 設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 2 項三）(ⅰ) 要求事項
常設重大事故防止設備は、共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう、適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
常設重大事故等対処設備として使用するモニタリング・ポスト用発電機は，常設重大事故防止設備に該当しないが，共通要因に対して，通常時にモニタリ
ング・ポストに給電している常用所内電源設備と位置的分散を考慮した設計とする。
また，モニタリング・ポスト用発電機が機能喪失した場合は，可搬型モニタ
リングポストにより，放射線量を測定する機能が損なわれない設計とする。
（60-3-5）

添 3.17-19

3.17.2.1.5 設置許可基準規則第 43 条第 3 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 3 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量に加え、十分に余裕のある容量を有するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
可搬型モニタリングポストは，「発電用軽水型原子炉施設における事故時の放射線計測に関する審査指針」に定める測定上限値を満足する設計とする。
可搬型モニタリングポストは，6 号及び 7 号炉共用で 15 台（モニタリング・
ポストの代替として 9 台，海側等に 5 台及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の陽圧化判断に 1 台），故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ
用として 1 台（6 号及び 7 号炉共用）の合計 16 台を荒浜側高台保管場所，大湊側高台保管場所及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に保管する設計とする。
可搬型モニタリングポストの電源は，蓄電池を使用し，予備品と交換することで，必要な期間測定できる設計とする。
（60-5-1）
可搬型ダスト・よう素サンプラは，「発電用軽水型原子炉施設における事故
時の放射線計測に関する審査指針」に定める測定上限値を満足する設計とする。
可搬型ダスト・よう素サンプラは，放射能観測車の代替測定並びに発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を含む。）において，発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度を測定し得る十分な個数として，6 号及び 7 号炉共用で 2 台，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 台（6 号及び 7 号炉共用）の合計 3 台を，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に保管する設計とする。
可搬型ダスト・よう素サンプラの電源は，蓄電池を使用し，予備品と交換することで，必要な期間測定できる設計とする。
（60-5-2）
NaI シンチレーションサーベイメータ，GM 汚染サーベイメータ及び電離箱サーベイメータは，「発電用軽水型原子炉施設における事故時の放射線計測に関する審査指針」に定める測定上限値を満足する設計とする。
NaI シンチレーションサーベイメータ，GM 汚染サーベイメータ及び電離箱サーベイメータは，放射能観測車の代替測定並びに発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を含む。）において，発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度及び放射線量を測定し得る十分な個数として，6 号及び 7 号炉共用で 2台，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 台（6 号及び 7 号炉共用）の合計 3 台を，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に保管する設計とする。
NaI シンチレーションサーベイメータ，GM 汚染サーベイメータ及び電離箱サーベイメータの電源は，乾電池を使用し，予備品と交換することで，必要な期間測定できる設計とする。
（60-5-3，4，6）

添 3.17-20

ZnS シンチレーションサーベイメータは，「発電用軽水型原子炉施設における事故時の放射線計測に関する審査指針」に定める測定上限値を満足する設計とする。
ZnS シンチレーションサーベイメータは，発電所及びその周辺（発電所の周辺海域を含む。）において，発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度を測定し得る十分な個数として，6 号及び 7 号炉共用で 1 台，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 台（6 号及び 7 号炉共用）の合計 2 台を，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に保管する設計とする。
ZnS シンチレーションサーベイメータの電源は，乾電池を使用し，予備品と交換することで，必要な期間測定できる設計とする。
（60-5-5）
小型船舶（海上モニタリング用）は，発電所の周辺海域において，発電用原子炉施設から放出される放射性物質の濃度及び放射線量を測定し得る十分な個数として，6 号及び 7 号炉共用で 1 台，故障時及び保守点検による待機除外
時のバックアップ用として 1 台（6 号及び 7 号炉共用）の合計 2 台を荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所に保管する設計とする。また，小型船舶（海上モニタリング用）は，発電所の周辺海域において，発電用原子炉施設から放出される放射線量及び放射性物質の濃度の測定を行うために必要な測定装置及び要員を積載できる設計とする。
（60-5-7）
可搬型気象観測装置は，「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」に定める観測項目等を測定できる設計とする。
可搬型気象観測装置は，気象観測設備が機能喪失しても代替し得る十分な個数として，6 号及び 7 号炉共用で１台，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 台（6 号及び 7 号炉共用）の合計 2 台を荒浜側高台
保管場所及び大湊側高台保管場所に保管する設計とする。
可搬型気象観測装置の電源は，蓄電池を使用し，予備品と交換することで，必要な期間測定できる設計とする。
（60-5-8）

添 3.17-21

(2) 確実な接続 （設置許可基準規則第 43 条第 3 項二）(ⅰ) 要求事項
常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。）と接続するものにあっては、当該常設設備と容易かつ確実に接続することができ、かつ、二以上の系統又は発電用原子炉施設が相互に使用することができるよう、接続部の規格の統一その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
可搬型重大事故等対処設備として使用する監視測定設備は，常設設備と接続しない。
（60-3-1～60-3-4）(3) 複数の接続口（設置許可基準規則第 43 条第 3 項三）(ⅰ) 要求事項
常設設備と接続するものにあっては、共通要因によって接続することができなくなることを防止するため、可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外か
ら水又は電力を供給するものに限る。）の接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設けるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
可搬型重大事故等対処設備として使用する監視測定設備は，常設設備と接続しない。
（60-3-1～60-3-4）(4) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項四）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において可搬型重大事故等対処設備を設置場所に据え付け、及び常設設備と接続することができるよう、放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定、設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
可搬型重大事故等対処設備として使用する監視測定設備は，屋内及び屋外で設置及び操作する。屋内及び屋外は，放射線量が高くなるおそれが少ないため，設置及び操作が可能である。
（60-3-1～60-3-4）

添 3.17-22

(5) 保管場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項五）(ⅰ) 要求事項
地震、津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロ
リズムによる影響、設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管すること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
可搬型重大事故等対処設備として使用する監視測定設備は，共通要因を考慮する常設重大事故等対処設備はないが，以下について考慮した設計とする。
可搬型モニタリングポストは，地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮し，対応する設計基準事故対処設備であるモニタリング・ポストと異なる場所の荒浜側高台保管場所，大湊側
高台保管場所及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に保管することで，位置的分散を図る設計とする。
（60-6-1）
可搬型ダスト・よう素サンプラ，NaI シンチレーションサーベイメータ及びGM 汚染サーベイメータは，地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事
故等対処設備の配置その他の条件を考慮し，対応する設計基準事故対処設備である放射能観測車と異なる場所の 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に保管することで，位置的分散を図る設計とする。
（60-6-2）
ZnS シンチレーションサーベイメータ及び電離箱サーベイメータは，地震，
津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズム
による影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮し，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた 5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所内に保管する設計とする。
（60-6-3）
小型船舶（海上モニタリング用）は，地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響，設計基準事故対処設
備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮し，荒浜側高台保管場所
及び大湊側高台保管場所に保管することで位置的分散を図る設計とする。
（60-6-3）
可搬型気象観測装置は，地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事
故等対処設備の配置その他の条件を考慮し，対応する設計基準事故対処設備である気象観測設備と異なる場所の荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場
所に保管することで，位置的分散を図る設計とする。
（60-6-4）

添 3.17-23

(6) アクセスルートの確保（設置許可基準規則第 43 条第 3 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において、可搬型重大事故等対処設備を運搬し、又は他の設備の被害状況を把握するため、工場等内の道路及び通路が確保できるよう、適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
可搬型重大事故等対処設備として使用する監視測定設備は，保管場所から設
置・使用場所まで，車両等によりアクセスルートを通行し，運搬できる設計とする。
可搬型モニタリングポスト及び可搬型気象観測装置の設置位置については，
原則モニタリング・ポスト及び気象観測設備位置とするが，モニタリング・ポ
スト及び気象観測設備への移動ルートが通行できない場合は，アクセスルート上に設置する。その後，移動ルートが通行できる状況になった場合は，順次モ
ニタリング・ポスト及び気象観測設備位置に配備していくこととする。
（60-7-1～60-7-3）(7)設計基準事故対処設備及び常設重大事故防止設備との多様性（設置許可基準規則
第 43 条第 3 項七）(ⅰ) 要求事項
重大事故防止設備のうち可搬型のものは、共通要因によって、設計基準事故
対処設備の安全機能、使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設
重大事故防止設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう、適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
可搬型重大事故等対処設備として使用する監視測定設備は，可搬型重大事故防止設備及び可搬型重大事故緩和設備に該当しないが，以下について考慮した設計とする。
可搬型モニタリングポストは，地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮し，対応する設計基準事故対処設備であるモニタリング・ポストと異なる場所の荒浜側高台保管場所，大湊側
高台保管場所及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に保管することで，位置的分散を図る設計とする。
（60-6-1）
可搬型ダスト・よう素サンプラ，NaI シンチレーションサーベイメータ及びGM 汚染サーベイメータは，地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事
故等対処設備の配置その他の条件を考慮し，対応する設計基準事故対処設備で

添 3.17-24ある放射能観測車と異なる場所の 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に保管することで，位置的分散を図る設計とする。
（60-6-2）
ZnS シンチレーションサーベイメータ及び電離箱サーベイメータは，地震，
津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズム
による影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮し，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた 5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所内に保管する設計とする。
（60-6-3）
小型船舶（海上モニタリング用）は，地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響，設計基準事故対処設
備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮し，荒浜側高台保管場所
及び大湊側高台保管場所に保管することで位置的分散を図る設計とする。
（60-6-3）
可搬型気象観測装置は，地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事
故等対処設備の配置その他の条件を考慮し，対応する設計基準事故対処設備である気象観測設備と異なる場所の荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場
所に保管することで，位置的分散を図る設計とする。
（60-6-4）

添 3.17-25

3.18

緊急時対策所【61 条】【設置許可基準規則】（緊急時対策所）
第六十一条 第三十四条の規定により設置される緊急時対策所は、重大事故等が発生した場合においても当該重大事故等に対処するための適切な措置が講じられるよう、次に掲げるものでなければならない。
一 重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員がとどまることができる
よう、適切な措置を講じたものであること。
二 重大事故等に対処するために必要な指示ができるよう、重大事故等に対処するために必要な情報を把握できる設備を設けたものであること。
三 発電用原子炉施設の内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行う
ために必要な設備を設けたものであること。
２ 緊急時対策所は、重大事故等に対処するために必要な数の要員を収容することができるものでなければならない。
（解釈）
１ 第１項及び第２項の要件を満たす緊急時対策所とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備を備えたものをいう。
ａ）基準地震動による地震力に対し、免震機能等により、緊急時対策所の機能を喪失しないようにするとともに、基準津波の影響を受けないこと。
ｂ）緊急時対策所と原子炉制御室は共通要因により同時に機能喪失しないこと。
ｃ）緊急時対策所は、代替交流電源からの給電を可能とすること。また、当該代替電源設備を含めて緊急時対策所の電源設備は、多重性又は多様性を有すること。
ｄ）緊急時対策所の居住性が確保されるように、適切な遮蔽設計及び換気設計を行うこと。
ｅ）緊急時対策所の居住性については、次の要件を満たすものであること。
① 想定する放射性物質の放出量等は東京電力株式会社福島第一原子力発電所事故と同等とすること。
② プルーム通過時等に特別な防護措置を講じる場合を除き、対策要員は緊急時対策所内でのマスクの着用なしとして評価すること。
③ 交代要員体制、安定ヨウ素剤の服用、仮設設備等を考慮してもよい。ただし、その場合は、実施のための体制を整備すること。
④ 判断基準は、対策要員の実効線量が7 日間で100mSv を超えないこと。
ｆ）緊急時対策所の外側が放射性物質により汚染したような状況下において、緊急時対策所への汚染の持ち込みを防止するため、モニタリング及び作業服の着替え等を行うための区画を設けること。
２

第２項に規定する「重大事故等に対処するために必要な数の要員」とは、第１項第１号に規定する「重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員」に加え、少なくとも原子炉格納容器の破損等による工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための対策に対処するために必要な数の要員を含むものとする。

添 3.18-1

3.18

緊急時対策所

3.18.1 設置許可基準規則第 61 条への適合方針
柏崎刈羽原子力発電所の緊急時対策所として，5号炉原子炉建屋内に設置する「5号炉原子炉建屋内緊急時対策所」を設ける。5号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）及び5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）から構成される。
5号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，基準地震動による地震力に対して機能喪失しない設計とするととともに，基準津波を受けない方針とする。
5号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，重大事故等に対処するために必要な指示を行う要員に加え，原子炉格納容器の破損等による発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための対策に対処するために必要な数の要員を含め，重大事故等に対処するために必要な数の対策要員を収容することができる設計とする。
また，重大事故等に対処するために必要な情報を把握できる設備，発電所内外との通信連絡設備，常設代替交流電源からの給電設備，居住性を確保するための設備，汚染の持ち込みを防止するための設備を設置又は保管する設計とする。

添 3.18-2

3.18.1.1 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の適合方針(1)必要な情報を把握できる設備，発電所内外との通信連絡設備 (設置許可基準規則の第 1 項の二，三)
緊急時対策所には，重大事故等時においても，重大事故等に対処するために必要な指示ができるよう，必要な情報を把握できる設備として，以下の重大事
故等対処設備(情報の把握)を設ける設計とする。
緊急時対策所には必要な情報を把握できる設備として，事故状態等の必要な情報を把握するために必要なパラメータ等を収集し，対策本部で表示できるよう，安全パラメータ表示システム(SPDS)を設置する設計とする。
また，緊急時対策所には，重大事故等時において，発電所の内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うための設備として，以下の重大事故等対処設備(通信連絡)を設ける設計とする。
対策本部には，重大事故等時において，緊急時対策所から発電所内の必要な通信連絡を行うことができる通信連絡設備(発電所内)として，無線連絡設備，
衛星電話設備を設置又は保管する設計とする。
対策本部には，重大事故等時において，発電所外の本社，国，自治体，その他関係機関等の必要箇所と通信連絡ができる通信連絡設備(発電所外)として，
衛星電話設備及び統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備等を設置する設計とする。対策本部は待機場所と必要な連絡を行うための設備として携
帯型音声呼出電話設備を設ける設計とする。
(2)代替電源設備からの給電(設置許可基準規則解釈の第1項c))
全交流動力電源喪失時の重大事故等対処設備(可搬型代替交流電源設備)として，緊急時対策所用可搬型電源設備を設ける設計とする。
緊急時対策所用可搬型電源設備は，1 台で必要な負荷に給電可能な設計とする。
また，燃料補給時に運転を停止する必要があることから，1 台追加配備し，2 台
を 1 セットとすることにより，速やかに切り替えることができる設計とする。
また，緊急時対策所用可搬型電源設備は，大湊側高台保管場所に 2 台を配備
し，多重性及び位置的分散を確保するとともに，故障時保守点検による待機除外時のバックアップとしてさらに 1 台配備し，合計 3 台の予備を配備する設計とする。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備は，軽油タンクより，タンクローリ(4kL)を用いて，燃料を補給できる設計とする。

添 3.18-3

(3)居住性を確保するための設備(設置許可基準規則解釈の第 1 項ｄ)，ｅ））
重大事故等が発生した場合においても，当該事故等に対処するために必要な対策要員がとどまることができるよう，緊急時対策所の居住性を確保するための設備として，以下の重大事故等対処設備(居住性の確保)を設ける設計とする。
対策本部の遮蔽は，重大事故等時において，対策要員の被ばく線量を低減す
るために必要な遮蔽厚さを有する設計とする。
対策本部の換気設備は，重大事故等時において，対策本部内への放射性物質の侵入を低減又は防止するため，可搬型陽圧化空調機又は陽圧化装置を用いてを陽圧化する設計とする。なお，対策本部は高気密室内に設置することにより，換気設計にあたって気密性に対して十分な余裕を考慮した設計とする。
対策本部には可搬型の差圧計を保管することで，対策本部の可搬型陽圧化空
調機又は陽圧化装置を使用する場合，5 号炉原子炉建屋と対策本部との間が陽圧化に必要な差圧を確保できていることを把握できる設計とする。
対策本部の換気設備は，対策本部(高気密室)の気密性及び遮蔽の機能とあいまって，重大事故等に対処するために必要な居住性を有する設計とする。
また，想定する放射性物質の放出量等を福島第一原子力発電所事故と同等とし，かつ，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内でのマスクの着用，交替要員体制，安定ヨウ素剤の服用及び仮設設備を考慮しない条件においても，
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）にとどまる対策要員の実効線量が事故後 7 日間で 100mSv を超えない設計とする。
対策本部には，室内への希ガス等の放射性物質の侵入を低減又は防止するための確実な判断ができるよう，緊急時対策所内外の放射線量を監視，測定するために，可搬型モニタリングポスト及び可搬型エリアモニタを保管する設計とする。
待機場所の遮蔽は，重大事故等時において，対策要員の被ばく線量を低減す
るために必要な遮蔽厚さを有する設計とする。
待機場所の換気設備は，重大事故等時において，待機場所内への放射性物質の侵入を低減又は防止するため，可搬型陽圧化空調機又は陽圧化装置を用いて陽圧化する設計とする。なお，待機場所は換気設計にあたって気密性に対して十分な余裕を考慮した設計とする。
待機場所には可搬型の差圧計を保管することで，可搬型陽圧化空調機又は陽圧化装置を使用する場合，5 号炉原子炉建屋と待機場所との間が陽圧化に必要な差圧を確保できていることを把握できる設計とする。
待機場所の換気設備は，待機場所の気密性及び遮蔽の機能とあいまって，重大事故等に対処するために必要な居住性を有する設計とする。また，想定する放射性物質の放出量等を福島第一原子力発電所事故と同等とし，かつ，待機場
所内でのマスクの着用，交替要員体制，安定ヨウ素剤の服用及び仮設設備を考慮しない条件においても，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）にとどまる対策要員の実効線量が事故後 7 日間で 100mSv を超えない設計とする。
5 号炉建屋内緊急時対策所には，重大事故等が発生した場合において，対策要員を 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に円滑かつ安全に収容することができる
添 3.18-4

よう，5 号炉屋外緊急連絡用インターフォンを設置する設計とする。
(4)汚染の持ち込みを防止するための設備(設置許可基準規則解釈の第 1 項ｆ））
重大事故等時，緊急時対策所の外側が放射性物質により汚染したような状況下において，対策要員が緊急時対策所の外側から緊急時対策所内に放射性物質による汚染を持ち込むことを防止するため，身体サーベイ及び作業服の着替え等を行うための区画を設置する設計とする。また，照明のための資機材として，乾電池内蔵型照明を配備する。
また，緊急時対策所においては，炉心の著しい損傷が発生した場合においても対策要員がとどまるための自主対策設備として，以下を整備する。
（5）カードル式空気ボンベユニット（自主対策）
対策要員の更なる被ばく線量低減のため，対策本部の陽圧化時間の延長を可能とするため，空気ボンベカードル車を配備し，屋外から対策本部の陽圧化装
置に空気ボンベを追加接続可能な設計とする。
（6）移動式待機場所（自主対策）
事故対応の柔軟性と対策要員の放射線安全向上のため 5 号炉原子炉建屋内緊
急時対策所を設置するほかに，移動式の現場要員待機場所を設ける設計とする。
（7）通信連絡設備（自主対策）
緊急時対策所においては，炉心の著しい損傷が発生した場合においても発電用原子炉施設の内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うための自主対策設備として，送受話器（警報装置を含む。），電力保安通信用電話設備，
テレビ会議システム，専用電話設備，衛星電話設備（社内向）を整備する。

添 3.18-5

3.18.2
3.18.2.1

重大事故等対処設備
必要な情報を把握できる設備，発電所内外との通信連絡設備

3.18.2.1.1
設備概要
緊急時対策所には，重大事故等時において重大事故等に対処するために必要な指示ができるよう，必要な情報を把握できる設備として，以下の重大事故等対処設備(情報の把握)を設ける設計とする。
緊急時対策所の必要な情報を把握できる設備として，事故状態等の必要な情報を把握するために必要なパラメータ等を収集し，対策本部で表示できるよう，安全パ
ラメータ表示システム(SPDS)を設置する設計とする。
安全パラメータ表示システム(SPDS)については，全交流動力電源喪失時においても，可搬型代替電源設備である緊急時対策所用可搬型電源設備から給電できる設計とする。
また，対策本部には，重大事故等時において，発電所の内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うための設備として，以下の重大事故等対処設備(通信連絡)を設ける設計とする。
対策本部には，重大事故等時において，緊急時対策所から発電所内の必要な通信連絡を行うことができる設備として，通信連絡設備(発電所内)の無線連絡設備，衛星電話設備を設置又は保管する設計とする。
対策本部には，重大事故等時において，発電所外の本社，国，自治体，その他関係機関等の必要箇所と通信連絡ができるよう通信連絡設備(発電所外)として，衛星電話設備及び統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備等を設置する設計とする。
対策本部には待機場所と通信連絡を行う設備として，携帯型音声呼出設備を保管する設計とする。
5号炉原子炉建屋内緊急時対策所における必要な情報を把握できる設備及び通信連絡設備の系統概要図を図3.18-1に，重大事故等対処設備一覧を表3.18-1に示す。

添 3.18-6

表3.18-1

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所における必要な情報を把握できる設備及び通信連絡設備に関する重大事故等対処設備一覧
設備区分
設備名
主要設備
①安全パラメータ表示システム(SPDS)【常設】②無線連絡設備(常設)【常設】③無線連絡設備(可搬型)【可搬】④衛星電話設備(常設)【常設】⑤衛星電話設備(可搬型)【可搬】⑥統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備【常設】⑦携帯型音声呼出電話設備【可搬】
附属設備
－
水源
－
流路
無線通信装置【常設】①(伝送路)
無線連絡設備(屋外アンテナ)【常設】②
衛星電話設備(屋外アンテナ)【常設】④
衛星無線通信装置【常設】⑥
有線(建屋内)【常設】①②④⑥⑦
注水先
－
電源設備
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備【可搬】①～⑥※1
負荷変圧器【常設】①～⑥
交流分電盤【常設】①～⑥
可搬ケーブル【可搬】①～⑥
軽油タンク【常設】①～⑥
タンクローリ(4kL)【可搬】①～⑥
計装設備－※1：単線結線図を補足説明資料 61-2 に示す。
電源設備のうち， 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備，負荷変圧器，交流分電盤，軽油タンク及びタンクローリ（4kL）については「3.18.2.2
代替電源設備からの給電（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所）」で示す。

添 3.18-7

図 3.18-1

必要な情報を把握できる設備及び通信連絡設備 系統概要図
添 3.18-8

3.18.2.1.2
主要設備の仕様(1)安全パラメータ表示システム(SPDS) (6 号及び 7 号炉共用)
設 備 名：データ伝送装置
使用回線：有線系回線，無線系回線個数：１式(6 号及び 7 号炉共用)
取付箇所：6 号炉 コントロール建屋地上 1 階
7 号炉 コントロール建屋地上 1 階
設 備 名
使用回線
個
数
取付箇所

：緊急時対策支援システム伝送装置：有線系回線，衛星系回線：１式：5 号炉原子炉建屋地上 3 階(5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所(対
策本部))

設 備 名
個
数
取付箇所

：SPDS 表示装置
：１式
：5 号炉原子炉建屋地上 3 階(5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所(対策本部))(2)無線連絡設備(6 号及び 7 号炉共用)
設 備 名：無線連絡設備(常設)
使用回線：無線系回線個数：１式
取付箇所：5 号炉原子炉建屋地上 3 階(5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所(対
策本部))
設 備 名
使用回線
個
数
使用場所
取付箇所

：無線連絡設備(可搬型)：無線系回線：１式：屋外：5 号炉原子炉建屋地上 3 階(5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所(対策本部))(3)衛星電話設備(6 号及び 7 号炉共用)
設 備 名：衛星電話設備(常設)
使用回線：衛星系回線個数：１式
取付箇所：5 号炉原子炉建屋地上 3 階(5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所(対策本部))

添 3.18-9設 備 名
使用回線
個
数
使用場所
取付箇所

：衛星電話設備(可搬型)：衛星系回線：１式：屋外：5 号炉原子炉建屋地上 3 階(5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所(対策本部))(4)統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備(6 号及び 7 号炉共用)
設 備 名：テレビ会議システム
使用回線：有線系回線，衛星系回線 共用
個
数
：１式
取付箇所
：5 号炉原子炉建屋地上 3 階(5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所(対
策本部))
設 備 名
使用回線
個
数
取付箇所

：ＩＰ－電話機：有線系回線，衛星系回線：１式：5 号炉原子炉建屋地上 3 階(5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所(対
策本部))

設 備 名
使用回線
個
数
取付箇所

：ＩＰ－ＦＡＸ：有線系回線，衛星系回線：１式：5 号炉原子炉建屋地上 3 階(5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所(対策本部))(5)携帯型音声呼出電話設備(6 号及び 7 号炉共用)
設備名：携帯型音声呼出電話機
使用回線：有線系回線個数：１式
使用場所：5 号炉原子炉建屋地上 3 階(5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）及び（待機場所）)
保管場所：5 号炉原子炉建屋地上 3 階(5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部))

添 3.18-10

3.18.2.1.3 設置許可基準規則第 43 条への適合方針(常設並びに可搬型重大事故等対処設備の安全設計方針に対する適合性)
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所における安全パラメータ表示システム(SPDS)及び通信連絡設備の適合性については「3.19 通信連絡を行うために必要な設備(設置許可基準規則第 62 条に対する設計方針を示す章)」にて示す。

添 3.18-11

3.18.2.2

代替電源設備からの給電

3.18.2.2.1 設備概要
全交流動力電源喪失時の重大事故等対処設備として，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備を設ける設計とする。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用代替交流電源設備の電気系統は，「5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備」，電路を構成する「負荷変圧器」，給電先である「交流分電盤」で構成する設計とする。
また，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備が使用不能の場合，大湊側高台保管場所に配備する予備を 5 号炉原子炉建屋屋外南側に移動させ，可搬ケ
ーブルにより，負荷変圧器に接続し，交流分電盤へ給電できる設計とする。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備の燃料系統は，5 号炉原子炉
建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備の内蔵燃料タンク，燃料を保管する「軽油タンク」，及び軽油タンクから 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備まで燃料を運搬する「タンクローリ（4kL）」で構成する設計とする。
本系統に属する重大事故等対処設備を表 3.18-2 に，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の代替交流電源設備系統図を図 3.18-2,3 に示す。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備は 1 台で 5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所に給電するために必要な容量を有するものを，１台故障による機能喪失を防止するため及び燃料補給のために停止する際にも給電を継続するため 2 台を
1 セットとして配備する設計とする。
また，予備を大湊側高台保管場所に 2 台 1 セットを配備するとともに，故障時のバックアップ及び保守点検による待機除外時のバックアップとして更に 1 台配備し，合計 3 台の予備を配備する設計とすることで，多重性を有する設計とする。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備は内蔵燃料タンク（990L）を有しており，必要負荷に対して 66 時間以上連続給電が可能な設計とする。また，
プルーム通過前に予め給油を行うことにより，プルーム通過中に給油を必要としない設計とする。
なお，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備が停止した場合，無負荷運転しているもう一方の 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備に切り替え操作を実施することにより，速やかに給電を再開させて 10 時間以上給電可能な設計とする。
本系統は，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備をあらかじめ負荷
変圧器に接続し，遮断器を切状態とする設計とする。全交流動力電源喪失時には 5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備を付属する操作ボタンにより起動し，負荷変圧器の遮断器を入操作することで必要な負荷へ給電することができる
設計とする。
また，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備の運転中は燃料を，もう一方の 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備に燃料を補給すること
で運転を継続する設計とする。
代替電源設備からの給電に対する多重性又は多様性については，3.18.2.2.3 項に詳細を示す。

添 3.18-12

表 3.18-2

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用代替交流電源設備の重大事故等対処設備一覧
設備区分
設備名
主要設備※1 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備【可搬】
負荷変圧器【常設】交流分電盤【常設】
可搬ケーブル【可搬】
附属設備
－
燃料源
燃料補給設備軽油タンク【常設】タンクローリ(4kL) 【可搬】
流路
軽油タンク出口ノズル・弁【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
燃料供給先 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備【可搬】
交流電路
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備～交流
分電盤電路【常設】5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備～交流
分電盤電路【可搬】
直流電路－※1：主要設備のうち，軽油タンク及びタンクローリ（4kL）についてはは，「3.14
電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

添 3.18-13

図 3.18-2

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用代替交流電源設備系統図（電気系統）
添 3.18-14

軽油タンク

図 3.18-3

添 3.18-15

仮設ホース
車載ポンプ
タンクローリ

5号炉原子炉建屋内
緊急時対策所用
可搬型電源設備
仮設ホース

車載ポンプ
タンクローリ

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備への給油

タンクローリへの給油

防油堤

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用代替交流電源設備系統図（燃料系統）

3.18.2.2.2 主要設備の仕様
主要設備の仕様を以下に示す。
(1)5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備（6 号及び 7 号炉共用）
エンジン
個数：2（予備 3）
使用燃料：軽油
発電機
個数：2（予備 3）種類
：横軸回転界磁 3 相同期発電機
容量：約 200kVA/個
力率
：0.8
電圧
：440V
周波数 ：50Hz
使用場所：5 号炉東側保管場所又は 5 号炉原子炉建屋屋外南側
保管場所：5 号炉東側保管場所及び大湊側高台保管場所(2)

負荷変圧器（6 号及び 7 号炉共用）
個数
：1
冷却
：自冷
容量
：約 75kVA
電圧：1 次側・・・440V
2 次側・・・110V
取付箇所 ：5 号炉原子炉建屋地上 3 階（A 系計装用電源室）(3)

交流分電盤（6 号及び 7 号炉共用）
電圧：110V
定格電流 ：約 600A/個
個数：3
取付箇所 ：5 号炉原子炉建屋地上 3 階(5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所(対策本部)及び A 系計装用電源室)(4)

可搬ケーブル（6 号及び 7 号炉共用）
個数：2
種類：600V 架橋ポリエチレン絶縁耐熱難燃性ビニルシースケーブル
サイズ：38mm2
全長：約 100m
使用場所 ：5 号炉原子炉建屋地上 3 階
保管場所 ：5 号炉原子炉建屋地上 3 階

添 3.18-16

3.18.2.2.3て5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の電源設備の多重性又は多様性につい

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の電源設備は，非常用所内電源設備からの給電が可能な設計とするとともに，全交流動力電源喪失時に 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の代替電源設備である 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備からの給電が可能な設計とする。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備が使用不能の場合,大湊側高台
保管場所に配備した 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備から負荷変圧器へ給電できるよう，多重性を確保した設計とする。
上記電源設備は，保管場所から 5 号炉原子炉建屋屋外南側へ移動させ，可搬ケーブ
ルにより，負荷変圧器へ接続し，交流分電盤へ給電できる設計とする。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備から負荷変圧器を受電する電路と 5 号炉原子炉建屋屋外南側へ移動させた 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型
電源設備から負荷変圧器へ給電するための可搬ケーブルを用いた電路は，独立した電路で系統構成することにより多重性を確保する設計とする。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の電源設備の多重性又は多様性を表 3.18-3 に示す。
表 3.18-3
電源

電路

給電先
電源の冷
却方式
燃料源

燃料流路

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の電源設備の多重性又は多様性

可搬型重大事故等対処設備
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
用可搬型電源設備（5 号炉東側保管場所）

可搬型重大事故等対処設備
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策
所用可搬型電源設備（大湊側高台保管場所から 5 号
炉原子炉建屋屋外南側へ移動）
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策
用可搬型電源設備～負荷変圧器
所用可搬型電源設備～負荷変圧器（可搬ケーブル）
交流分電盤
交流分電盤
空冷式
空冷式
軽油タンク
＜6 号及び 7 号炉原子炉建屋東側
軽油タンク設置場所＞（内蔵燃料タンク）＜5 号炉東側保管場所＞
タンクローリ（4kL）＜屋外＞

添 3.18-17

軽油タンク＜6 号及び 7 号炉原子炉建屋東側軽油タンク設置場所＞（内蔵燃料タンク）＜大湊側高台保管場所＞
タンクローリ（4kL）＜屋外＞

3.18.2.2.4
3.18.2.2.4.1

設置許可基準規則第 43 条への適合方針
設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1) 環境条件および荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
（ⅱ）適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
ａ）5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備は，可搬型で屋外に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等時における，屋外の環境条件及び荷重条件を考慮し，以下の表 3.18-4 に示す設計とする。
（61-3）
表 3.18-4

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備の想定する環境条件及び荷重条件
環境条件等
対応
温 度 ・ 圧 力 ・ 湿 屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線強度に耐えられる度・放射線性能を確認した機器を使用する。
屋 外 の 天 候 に よ 降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対策及び凍る影響
結対策を行える設計とする。
海 水 を 通 水 す る 海水を通水することはない。
系統への影響地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認し，治具や輪留め等により転倒防止対策を行う。
風（台風）・積雪 屋外で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないことを応力評価により確認する。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

添 3.18-18ｂ）負荷変圧器，交流分電盤，可搬ケーブル
負荷変圧器，交流分電盤及び可搬ケーブルは，5 号炉原子炉建屋付属棟内に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等時における，5 号炉原子炉建屋付属棟の環境条件を考慮し，以下の表 3.18-5 に示す設計とする。
（61-3）
表 3.18-5 負荷変圧器，交流分電盤及び可搬ケーブルの想定する環境条件及び荷重条件
環境条件等
対応
温 度 ・ 圧 力 ・ 湿 5 号炉原子炉建屋付属棟内で想定される温度，圧力，湿度及び放度・放射線
射線強度に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋 外 の 天 候 に よ 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
る影響
海 水 を 通 水 す る 海水を通水することはない。
系統への影響地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する。（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）
風（台風）・積雪 5 号炉原子炉建屋付属棟内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

添 3.18-19

(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本設計方針については，「2.3.4
す。

操作性及び試験・検査性について」に示

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の代替電源設備で，操作が必要な軽油タン
ク出口弁，タンクローリ（4kL）付ポンプ，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用
可搬型電源設備，負荷変圧器の各遮断器及び可搬ケーブルについては，現場で容易に操作可能な設計とする。
表 3.18-6～8 に操作対象機器の操作場所を示す。
（61-3）
表 3.18-6

軽油タンク～5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備流路の操
作対象機器
機器名称
状態の変化
操作場所
操作方法
6 号及び 7 号炉原子炉建屋屋外
軽油タンク出口弁
弁閉→弁開
手動操作
東側軽油タンク設置場所
タンクローリ（4kL）
6 号及び 7 号炉原子炉建屋屋外
停止→運転
スイッチ操作付ポンプ
東側軽油タンク設置場所
タンクローリ（4kL）
5 号炉東側保管場所
停止→運転スイッチ操作付ポンプ
5 号炉原子炉建屋屋外南側

表 3.18-7

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備保管場所～負荷変圧器
電路の操作対象機器
機器名称
状態の変化
操作場所
操作方法
5 号炉原子炉建屋内 発電機 停止→運転
5 号炉東側保管場所
スイッチ
緊急時対策所用可5 号炉原子炉建屋屋外 操作
搬型電源設備南側
遮断器 切→入5 号炉東側保管場所
遮断器操作
5 号炉原子炉建屋屋外
南側
負荷変圧器
入→切
5 号炉原子炉建屋地上 遮断器操作（負荷変圧器非常用所内電源
3 階 A 系計装用電源室
設備側遮断器）
負荷変圧器
切→入5 号炉原子炉建屋地上 遮断器操作（負荷変圧器 5 号炉原子炉建
3 階 A 系計装用電源室
屋内緊急時対策所用可搬型電
源設備側遮断器）

添 3.18-20

表 3.18-8
機器名称
可搬ケーブル

可搬ケーブルの操作対象機器
状態の変化
操作場所
操作方法
未接続→接続 5 号炉原子炉建屋地上 ボルト・ネジ
3 階 A 系計装用電源室 接続操作
5 号炉原子炉建屋屋外
南側

以下に，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の代替電源設備を構成する主要設備の操作性を示す。
ａ）5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備は，5 号炉東側保管場所にて固定する設計とする。また，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備が使用不能な場合，大湊側高台保管場所に配備する 5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所用可搬型電源設備を，5 号炉原子炉建屋屋外南側へ移動させ使用可能な設計とする。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備付属の現場操作パネルは，誤操作防止のために名称を明記することで操作者の操作，監視性を考慮しており，かつ十分な操作空間を確保し，容易に操作可能な設計とする。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備は，負荷変圧器の遮断器を切り替えることにより，給電の切替えが可能な設計とする。
（61-3）
ｂ）負荷変圧器
負荷変圧器は，現場盤での配線用遮断器の手動操作であること，及び負荷変圧器の運転状態を配線用遮断器の開閉状態及び表示灯にて確認することで，確実な操作が可能な設計とする。
また，負荷変圧器は，十分な操作空間を確保し，容易に操作可能な設計とする。
（61-3）ｃ）可搬ケーブル
可搬ケーブルは，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備及び負荷変圧器でのボルト・ネジによる手動接続操作により，確実な操作が可能な設計とする。また，可搬ケーブルは，十分な操作空間を確保し，容易に操作可能な設計とする。
（61-3）

添 3.18-21

(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4
す。

操作性及び試験・検査性について」に示

ａ）5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備は，表 3.18-9 に示すように発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能試験及び外観検査が可能な設計とする。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備の運転状態の確認として，発電機電圧，電流，周波数を確認可能な設計とし，模擬負荷を接続することにより出力性能の確認を行う設計とする。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備の，外観検査として，目視により性能に影響を及ぼすおそれのある傷，割れ等がないことの確認を行う。また，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備及び 5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備に接続されるケーブルの絶縁抵抗の測定が可能な設計とする。
（61-5）
表 3.18-9 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備の試験及び検査
発電用原子炉項目
内容の状態
模擬負荷による 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策
所用可搬型電源設備の出力性能（発電機電圧，電流，周波数）の確認
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設
機能・性能試験備の運転状態の確認
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設
運転中又は備の絶縁抵抗の測定
停止中
ケーブルの絶縁抵抗の測定
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設
備及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬
外観確認
型電源設備状態の外観の確認

ｂ）負荷変圧器
負荷変圧器は，表 3.18-10 に示すように発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能試験及び外観検査が可能な設計とする。
機能・性能試験として，絶縁抵抗の測定が可能な設計とする。
添 3.18-22外観検査として，目視により性能に影響を及ぼすおそれのある傷，割れ等がないことの確認が可能な設計とする。
(61-5)
表 3.18-10
発電用原子炉
の状態
運転中又は
停止中

負荷変圧器の試験及び検査項目

内容

機能・性能試験

絶縁抵抗の測定
受電状態の確認

外観確認

外観の確認
盤内部状態の確認

ｃ）交流分電盤
交流分電盤は，表 3.18-11 に示すように発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能試験及び外観検査が可能な設計とする。
機能・性能試験として絶縁抵抗の測定，受電状態の確認が可能な設計とする。
外観検査として，目視により性能に影響を及ぼすおそれのある傷，割れ等がないことの確認が可能な設計とする。
(61-5)
表 3.18-11
発電用原子炉
の状態
運転中又は
停止中

交流分電盤の試験及び検査項目

内容

機能・性能試験

絶縁抵抗の測定
受電状態の確認

外観確認

外観の確認
盤内部状態の確認

ｄ）可搬ケーブル
可搬ケーブルは，表 3.18-12 に示すように発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能試験及び外観検査が可能な設計とする。
機能・性能試験として絶縁抵抗の測定が可能な設計とする。
(61-5)
表 3.18-12
発電用原子炉
の状態
運転中又は
停止中

可搬ケーブルの試験及び検査項目

機能・性能試験
外観確認
添 3.18-23

内容
絶縁抵抗の測定
外観の確認

(4) 切替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替られる機能を備えるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備は，本来の用途以外の用途には使用しない。なお，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源
設備の操作の対象機器は「(2)操作性」の表 3.18-6～8 と同様である。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備から交流分電盤に電源供給する系統において，非常用交流電源設備から 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備へ切り替えるために必要な電源系統の操作は，非常用交流電源設備の隔離及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設
備の接続として，負荷変圧器に遮断器を設けることにより速やかな切替えが可能な設計とする。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備による給電手順のタイ
ムチャートを図 3.18-4 に示す。
（61-3）
経過時間（分）
0

手順の項目

要員

5

10

15

20

25

30
電源設備からの受電完了▽電源設備起動指示▽

電源設備配置場所へ移動
５号炉原子炉建屋内
緊急時対策所用可搬型電源設備起動操作
手順

ケーブル接続復旧班

電源設備起動・起動後確認・
出力遮断器「入」２名負荷変圧器配置場所へ移動
遮断器切替

図 3.18-4

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備立ち上げのタイムチャート＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況について（個別手順）の 1.18
で示すタイムチャート

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備（5 号炉東側保管場所）
から大湊側高台保管場所に配備する 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型
電源設備へ切り替えるために必要な電気系統の操作は，5 号炉原子炉建屋内緊
急時対策所用可搬型電源設備（5 号炉東側保管場所）の隔離，及び 5 号炉原子添 3.18-24

炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備（大湊側高台保管場所から 5 号炉原子炉建屋屋外南側へ移動，可搬ケーブルの接続）の接続として，負荷変圧器に遮断器を設けることにより速やかな切り替えが可能な設計とする。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備（5 号炉東側保管場所）
から大湊側高台保管場所に配備する 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型
電源設備へ切り替え手順のタイムチャートを図 3.18-5 に示す。
（61-3）
０
0

手順の項目

要員

10

20

30

40

50

60

70

80

経過時間（分）
90
100

110

120

130

14
140
1

150

160

170

180

電源設備復旧完了▽▽電源設備復旧指示
電源設備設置場所へ移動
電源設備起動不可確認
大湊側高台保管場所へ移動
電源設備の簡易点検
5号炉原子炉建屋南側脇へ移動

5号炉原子炉建
屋内緊急時対策
所用可搬型電源
設備復旧手順復旧班

可搬ケーブルの布設，接続替え

２
名

絶縁抵抗確認
発電機起動・起動後確認
負荷変圧器・遮断器投入
分電盤（３面）受電・受電確認

図 3.18-5 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備の切替えタイムチャート＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況について（個別手順）の 1.18
で示すタイムチャート

添 3.18-25

(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備及び可搬ケーブルは，表3.18-18 に示すように，通常時は負荷変圧器の遮断器を切にすることにより非常用交流電源設備と切り離す，系統構成としており非常用交流電源設備に対して悪影響を及ぼさない設計とする。また，タンクローリ(4kL)を軽油タンクと切り離して保管し，軽油タンク出口弁を閉とすることで隔離する。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備及び可搬ケーブルは固縛等により固定することで転倒防止を図ることにより，他の設備に対して影響を及ばさない設計とする。
（61-2）

取合系統
非常用交流電源設備
非常用交流電源設備

表 3.18-13 他系統との隔離
系統隔離
駆動方式
負荷変圧器
手動
（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用
可搬型電源設備側）
軽油タンク出口弁
手動

添 3.18-26

動作
通常時切

通常時閉

(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設
置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
（ⅱ）適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備及び可搬ケーブルの系統構成に操作が必要な機器の設置場所，操作場所を表 3.18-14 に示す。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備，可搬ケーブル，軽油タ
ンク及びタンクローリ（4kL）は屋外に設置し重大事故等における環境条件を考慮した設計とする。負荷変圧器は 5 号炉原子炉建屋付属棟の屋内に設置し，重大事故等における環境条件を考慮した設計とする。
（61-3）
表 3.18-14

操作対象機器設置場所
機器名称
設置場所
操作場所
5 号炉原子炉建屋内緊急時 5 号炉東側保管場所
5 号炉東側保管場所
対策所用可搬型電源設備
5 号炉原子炉建屋屋外南側 5 号炉原子炉建屋屋外南側
5 号炉原子炉建屋地上 3 階
可搬ケーブル
5 号炉原子炉建屋地上 3 階
5 号炉原子炉建屋屋外南側
6 号及び 7 号炉原子炉建屋
6 号及び 7 号炉原子炉建屋
軽油タンク
屋外東側軽油タンク設置
東側軽油タンク設置場所
場所
5 号炉東側保管場所
5 号炉東側保管場所
6 号及び 7 号炉原子炉建屋
タンクローリ（4kL）
6 号及び 7 号原子炉建屋東
屋外東側軽油タンク設置
側軽油タンク設置場所
場所
5 号炉原子炉建屋 3 階 A 系 5 号炉原子炉建屋 3 階 A 系
負荷変圧器
計装用電源室
計装用電源室添 3.18-27

3.18.2.2.4.2

設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 2 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
（ⅱ）適合性
基本方針については，「2.3.2

容量等」に示す。

a）負荷変圧器
負荷変圧器は，全交流動力電源喪失時の重大事故等対処設備（電源の確保）として，換気設備，照明設備（コンセント負荷含む），必要な情報を把握できる設備及び通信連絡設備の電源に必要な容量約 60kVA に余裕を考慮し約 75kVA を有する設計とする。
(61-6)b）交流分電盤
交流分電盤は，全交流動力電源喪失時の重大事故等対処設備（電源の確保）として，換気設備，照明設備（コンセント負荷含む），必要な情報を把握できる設備及び通信連絡設備の電源に必要な電流容量約 546A に余裕を考慮し母線定格電流約 600A を有する設計とする。
(61-6)(2) 共用の禁止（設置許可基準規則第 43 条第 2 項二）(ⅰ) 要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1て」に示す。

多様性，位置的分散，悪影響防止等につい

負荷変圧器及び交流分電盤は，共用の設計とすることにより，起動操作や燃料補給に必要な時間及び要員を減少させることで安全性を向上させることができることから，6 号及び 7 号炉で共用する設計とする。

(3) 設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 2 項三）(ⅰ) 要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。

添 3.18-28

(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1て」に示す。

多様性，位置的分散，悪影響防止等につい

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備は,6 号及び 7 号炉原子炉建屋内に設置する非常用交流電源設備とは離れた建屋の屋外に保管することで，共通要因によって同時に機能を損なわないよう，位置的分散を図る設計とする。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備は，中央制御室の電源設備である非常用交流設備と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，電源の冷却方式を空冷とすることで多様性を有する設計とする。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備は，一台で 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に給電するために必要な容量を有するものを燃料補給時の切替えを考慮して，2 台 1 セットに加え予備を 3 台保管することで多重性を有する設計とする。
負荷変圧器，交流分電盤は，共通要因によって，設計基準対象施設の安全機能と同時に機能が損なわれるおそれが無いよう，設計基準対象施設である
非常用交流電源設備と 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備とは負荷変圧器内の遮断器にて電気的分離を図る設計とする。非常用交流電源
設備と 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備の多様性等状況は
表 3.18-15 のとおりである。
(61-2)

添 3.18-29

表 3.18-15
電源

電路
給電先
電源の冷
却方式
燃料源

燃料流路

電源設備の多重性又は多様性，位置的分散

設計基準対象施設
非常用所内電源設備（非常用ディーゼル発電機）＜原子炉建屋二次格納施設外地
上 1 階＞
6 号及び 7 号炉非常用所内電源設
備～負荷変圧器
交流分電盤
水冷式

重大事故等対処設備
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
用可搬型電源設備

軽油タンク＜6 号及び 7 号炉原子炉建屋東側
軽油タンク設置場所＞
燃料ディタンク＜原子炉建屋二次格納施設外地
上 3 階＞
燃料移送ポンプ＜屋外＞

軽油タンク＜6 号及び 7 号炉原子炉建屋東側
軽油タンク設置場所＞（内蔵燃料タンク）＜5 号炉東側保管場所＞

添 3.18-30

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
用可搬型電源設備～負荷変圧器
交流分電盤
空冷式

タンクローリ（4kL）＜屋外＞

3.18.2.2.4.3

設置許可基準規則第 43 条第 3 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 3 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備は，全交流動力電源喪失
時の重大事故等対処設備（電源の確保）として，換気設備，照明設備（コンセント負荷含む），必要な情報を把握できる設備及び通信連絡設備の電源に必要な容量約 60kVA に余裕を考慮し約 200kVA 1 台により給電可能な設計とする。
また, 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備は 2 台を 1 セットとすることにより，燃料補給時に 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源
設備を停止し，速やかに切り替えることができる設計とする。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備は，5 号炉東側保管場所に 1 セット 2 台，大湊側高台保管場所に 1 セット 2 台を配備することで多重性を確保する設計とする。加えて，故障時の保守点検による待機除外時のバックアップとしてさらに 1 台配備し，通常 2 台と予備 3 台を配備する設計とする。
(61-6)(2) 確実な接続（設置許可基準規則第 43 条第 3 項二）(ⅰ) 要求事項
常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。）と接続するものにあっては，当該常設設備と容易かつ確実に接続することができ，かつ，二以上の系統又は発電用原子炉施設が相互に使用することができるよう，接続部の規格の統一その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

可搬型代替交流電源設備の 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設
備及び負荷変圧器と必要なケーブルとは，ボルト・ネジ接続すること，及び接続状態を目視で確認できることから，確実な接続が可能な設計とする。
なお，5 号炉東側保管場所に配備する 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可
搬型電源設備から負荷変圧器へ接続するケーブルについては，予め接続することにより，電源供給開始時間の短縮を図る設計とする。表 3.18-16 に対象機器の接続場所を示す。
（61-3）

添 3.18-31

表 3.18-16

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備と負荷変圧器の接続
接続元機器名称
接続先機器名称
接続場所
接続方法
5 号炉原子炉建屋内緊 ケーブル（常設） 5 号炉東側保管場 ボルト・ネジ接続
急 時対 策 所 用可搬 型所
電源設備
5 号炉原子炉建屋内緊 可搬ケーブル
5 号炉原子炉建屋 ボルト・ネジ接続
急 時対 策 所 用可搬 型
屋外南側
電源設備
負荷変圧器
可搬ケーブル
5 号炉原子炉建屋 ボルト・ネジ接続
地上 3 階（61-3）(3) 複数の接続口（設置許可基準規則第 43 条第 3 項三）(ⅰ) 要求事項
常設設備と接続するものにあっては，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外か
ら水又は電力を供給するものに限る。）の接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設けるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1に示す。

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備及び可搬ケーブルは可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外から水又は電力を供給するものに限る。
）ではないことから，対象外である。

添 3.18-32

(4) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項四）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において可搬型重大事故等対処設備を設置場所に据え付け，及び常設と接続することができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
可搬型代替交流電源設備の系統構成において操作が必要な可搬型設備の接続場所は，「(2)確実な接続」の表 3.18-21 と同様である。これらの操作場所は，想定される重大事故等時においても重大事故等時における放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所で操作可能な設計とする。
（61-3）(5) 保管場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項五）(ⅰ) 要求事項
地震，津波その他の自然現象及び外部人為事象，又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響，設計基準事故対処設備の配置その他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管すること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1に示す。

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備及び可搬ケーブルの保管は，地震，津波その他自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロ
リズムによる影響，設計基準対象施設及び重大事故等対処施設の配置その他の条件を考慮し，常設 SA 設備の負荷変圧器及び交流分電盤と位置的分散を図る設計とする。また，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型電源設備は，予備を 5 号炉東側保管場所とは位置的分散した発電所敷地内の高台にある大湊側高台保管場所に保管する設計とする。
（61-3,61-7）(6) アクセスルートの確保（設置許可基準規則第 43 条第 3 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，工場等内の道路及び通路が確保できるよう，適切な措置を講じたものであること。

添 3.18-33

(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備及び可搬ケーブルは，想定される重大事故等時においても，可搬型重大事故等対処設備の運搬，移動に支障をきたすことのないよう，複数のアクセスルートを確保する設計とする。
（61-8）(7) 設計基準事故対処設備及び常設重大事故等防止設備との多様性（設置許可基準
規則第 43 条第 3 項七）(ⅰ) 要求事項
重大事故防止設備のうち可搬型のものは，共通要因によって，設計基準事故
対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設
重大事故防止設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1に示す。

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備及び可搬ケーブルは，共通要因によって，設計基準対象施設の安全機能と同時に機能が損なわれる
おそれが無いよう，設計基準対象施設である非常用所内電源設備は負荷変圧器内の遮断器にて電気的分離を図る設計とする。多重性等については，表3.18-17 のとおり。
（61-2）

添 3.18-34

表 3.18-17
電源

電路
給電先
電源の冷
却方式
燃料源

燃料流路

多重性又は多様性，位置的分散

設計基準対象施設
非常用所内電源設備（非常用ディーゼル発電機）＜原子炉建屋二次格納施設外地
上 1 階＞
6 号及び 7 号炉非常用所内電源設
備～負荷変圧器
交流分電盤
水冷式

可搬型重大事故等対処設備
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
用可搬型電源設備

軽油タンク＜6 号及び 7 号炉原子炉建屋東側
軽油タンク設置場所＞
燃料ディタンク＜原子炉建屋二次格納施設外地
上 3 階＞
燃料移送ポンプ＜屋外＞

軽油タンク＜6 号及び 7 号炉原子炉建屋東側
軽油タンク設置場所＞（内蔵燃料タンク）＜5 号炉東側保管場所＞

添 3.18-35

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
用可搬型電源設備～負荷変圧器
交流分電盤
空冷式

タンクローリ（4kL）＜屋外＞

3.18.2.3

居住性を確保するための設備

3.18.2.3.1
設備概要
居住性を確保するための設備は，重大事故等が発生した場合においても対策要員が緊急時対策所にとどまることを目的として設置するものである。緊急時対策
所の対策本部及び待機場所の居住性を確保するための設備はそれぞれ単独に設置する設計とする。
対策本部の居住性を確保するための設備は，「5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）高気密室」，「5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）遮蔽」，「5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型陽圧化空調機」，「5 号炉原
子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型外気取入送風機」，「5 号炉原子炉建屋
内緊急時対策所（対策本部）陽圧化装置（空気ボンベ）」，「5 号炉原子炉建屋内緊
急時対策所（対策本部）陽圧化装置（配管・弁）」，「5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）二酸化炭素吸収装置」，「差圧計（対策本部）」，「酸素濃度計（対策本部）」，「二酸化炭素濃度計（対策本部）」，「可搬型エリアモニタ（対策本部）」
及び「可搬型モニタリングポスト」等から構成する設計とする。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）遮蔽は，重大事故等が発生した場合において，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所(対策本部)高気密室の気密性及び緊急時対策所換気空調設備の機能とあいまって，緊急時対策所にとどまる要員の実
効線量が 7 日間で 100mSv を超えない設計とする。
待機場所の居住性を確保するための設備は，「5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）遮蔽」，「5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）室内遮蔽」，「5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）可搬型陽圧化空調機」，「5 号炉原
子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）陽圧化装置（空気ボンベ）」，「5 号炉原子炉
建屋内緊急時対策所（待機場所）陽圧化装置（配管・弁）」，「差圧計（待機場所）」「酸素濃度計（待機場所）」，「二酸化炭素濃度計（待機場所）」，及び「可搬型エリ
アモニタ（待機場所）」等から構成する設計とする。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）遮蔽及び室内遮蔽は，待機場所の気密性及び緊急時対策所換気空調設備の機能とあいまって，待機場所にとどまる
要員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えない設計とする。
本設備の重大事故等対処設備一覧を表3.18-23に，重大事故等時の系統全体の概要図を図3.18-7～11に示す。
対策本部の居住性を確保するための設備として可搬型陽圧化空調機は仮設ダク
トを用いて高気密室を陽圧化することにより，フィルタを介さない外気の流入を操作できる設計とする。さらに，プルーム通過中においては，陽圧化装置（空気ボンベ）を用いて高気密室を陽圧化することにより，希ガスを含む放射性物質の流入を防止できる設計とする。
対策本部の遮蔽は，高気密室の外側にあって，5 号炉原子炉建屋のコンクリート
躯体と一体となった構造を有しており，対策本部内にとどまる対策要員の被ばく低減のために必要な遮蔽厚さを確保する設計とする。

添 3.18-36

プルーム通過直後に 5 号炉原子炉建屋付属棟内の放射性物質濃度が屋外より高い場合においては，屋外からの外気を直接給気し，放射性物質濃度が屋外より高い屋内エリアの空気を置換できる設計とする。5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型外気取入送風機と 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型陽圧化空調機とを連結して運用することで，5 号炉原子炉建屋屋上から外気を給気可能な設計とする。
また，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性を確保するための設備は，代替交流電源である 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備
からの給電を可能な設計とする。
対策本部の陽圧化装置は，5 号炉原子炉建屋陽圧化装置（空気ボンベ）及び陽圧化装置（配管・弁）から構成する設計とする。陽圧化装置（空気ボンベ）はボン
ベ内の圧縮空気を減圧して供給することにより，高気密室を陽圧化可能な設計とする。
対策本部(高気密室)内・外の差圧を把握できるよう，差圧計を保管する設計とする。対策本部(高気密室)内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度が活動に支障がない
範囲にあることを把握できるよう，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を保管する設計とする。
対策本部の陽圧化装置（空気ボンベ）のみによる換気量を制限した状態においては，二酸化炭素濃度の増加による窒息を防止することを目的として，二酸化炭素吸収装置を高気密室内で運転することで，高気密室内で発生する二酸化炭素を連続して除去し，二酸化炭素濃度を常時，許容濃度以下に抑制可能な設計とする。
また，対策本部(高気密室)内への放射性物質の侵入を低減又は防止するための判断ができるよう，放射線量を把握できるよう，可搬型モニタリングポスト及び可搬型エリアモニタ（対策本部）を保管する設計とする。
待機場所の居住性を確保するための設備として，可搬型陽圧化空調機は仮設ダクトを用いて待機場所の空調バウンダリを陽圧化することにより，フィルタを介さない外気の流入を防止できる設計とする。さらに，プルーム通過中においては，
陽圧化装置（空気ボンベ）を用いて待機場所の空調バウンダリを陽圧化することにより，希ガスを含む放射性物質の流入を防止できる設計とする。
待機場所の遮蔽は空調バウンダリと同一であり，建屋コンクリート躯体と一体となった構造を有する設計とする。また，待機場所の室内遮蔽は，待機場所の空
調バウンダリの内側にとどまる現場要員の待機スペースを取り囲むように 5 号炉
原子炉建屋床面に設置することで，待機場所の遮蔽とあいまって，待機場所内にとどまる対策要員の被ばく低減のために必要な遮蔽厚さを確保する設計とする。

添 3.18-37

プルーム通過直後に 5 号炉原子炉建屋付属棟内の放射性物質濃度が屋外より高い場合においては可搬型陽圧化空調機を用いて，直接外気から給気することが可能な設計とする。
待機場所の陽圧化装置は陽圧化装置（空気ボンベ）及び陽圧化装置（配管・弁）から構成する設計とする。陽圧化装置（空気ボンベ）は圧縮空気を減圧して待機場所に供給することにより待機場所を陽圧化可能な設計とする。
待機場所内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度が活動に支障がない範囲にあることを把握できるよう，酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計を保管する設計とする。
また，待機場所内・外の差圧を把握できるよう，差圧計（対策本部）を保管する。
さらに待機場所室内への放射性物質の侵入を低減又は防止するため，放射線量を把握できる可搬型エリアモニタ（待機場所）を保管する設計とする。
対策本部には，重大事故等が発生した場合において，対策要員を5号炉原子炉建
屋内緊急時対策所に円滑かつ安全に収容することができるよう，5号炉原子炉建屋のアクセス扉近傍に，5号炉屋外緊急連絡用インターフォンを設置する設計とする。
また，緊急時対策所の立ち上げの時に活用することもふまえ，インターフォンは5号炉中央制御室においても利用可能な設計とする。
5号炉屋外緊急連絡用インターフォンは，他の設備と独立した構成を有する常設設備とするとともに，有線方式を用いた設計とする。

添 3.18-38

表3.18-18 居住性を確保するための設備(5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）及び5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）)に関する重大事故等対処設備一覧
設備区分
設備名

主要設備

附属設備
水源

＜5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）＞
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）高気密室【常設】5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）遮蔽【常設】5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型陽圧化空調機【可搬】
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型外気取入送風機【可搬】
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）陽圧化装置（空気ボンベ）【可搬】
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）二酸化炭素吸収装置【常設】
差圧計（対策本部）【可搬】
酸素濃度計（対策本部）【可搬】
二酸化炭素濃度計（対策本部）【可搬】
可搬型エリアモニタ（対策本部）【可搬】※2
可搬型モニタリングポスト 【可搬】
5 号炉屋外緊急連絡用インターフォン＜5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）＞
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）遮蔽【常設】5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）室内遮蔽【常設】5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）可搬型陽圧化空調機【可搬】
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）陽圧化装置（空気ボンベ）【可搬】
酸素濃度計（待機場所）【可搬】
二酸化炭素濃度計（待機場所）【可搬】
差圧計（待機場所）【可搬】
可搬型エリアモニタ（待機場所）【可搬】－－＜5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）＞
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型陽圧化空調機用仮設ダクト【可搬】
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）陽圧化装置（配管・弁）【常設】

流路＜5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）＞
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）可搬型陽圧化空調機用仮設ダクト【可搬】
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）陽圧化装置（配管・弁）
【常設】
－
注水先
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備【可搬】
負荷変圧器【常設】電源設備
交流分電盤【常設】※1
軽油タンク【常設】タンクローリ(4kL)【可搬】
計装設備 ―※1：単線結線図を補足説明資料 61-2 に示す。
電源設備については，「3.18.2.2 代替電源設備からの給電（5 号炉原子炉建屋内緊
急時対策所）」で示す。
※2：可搬型モニタリングポストについては「3.17 監視測定設備(設置許可基準規則第 60 条に対する設計方針を示す章)」で示す。

添 3.18-39

図 3.18-6

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）換気設備 系統概略図(プルーム通過前後：可搬型陽圧化空調機による陽圧化時)

添 3.18-40

図 3.18-7 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）換気設備 系統概略図（プルーム通過直後に建屋内の放射性物質濃度が屋外より高い場合：可搬型外気取入送風機及び可搬型陽圧化空調機による陽圧化）

添 3.18-41

図 3.18-8 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）換気設備 系統概略図(プルーム通過中：陽圧化装置（空気ボンベ）による陽圧化時)

添 3.18-42図 3.18-9

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）換気設備 系統概略図(プルーム通過前後：可搬型陽圧化空調機による陽圧化時)

添 3.18-43

図 3.18-10 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）換気設備 系統概略図（プルーム通過直後に建屋内の放射性物質濃度が屋外より高い場合：可搬型陽圧化空調機による陽圧化）

添 3.18-44

図 3.18-11

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）換気設備(プルーム通過中：陽圧化装置による陽圧化時)

添 3.18-45

系統概略図

図 3.18-12

5 号炉屋外緊急連絡用インターフォン 系統概要図

添 3.18-46

3.18.2.3.2

主要設備の仕様(1)5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）高気密室(6 号及び 7 号炉共用)材料：炭素鋼
許容漏えい量 ：64m3/h 以下（隣接区画＋20Pa 以上陽圧化時において）取付箇所：5 号炉原子炉建屋地上 3 階高気密室(2)5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）遮蔽(6 号及び 7 号炉共用)
材料：コンクリート
遮蔽厚
：
以上
遮蔽高
：－
取付箇所
：5 号炉原子炉建屋地上 3 階，屋外
(3)5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型陽圧化空調機(6 号及び 7号炉共用)
型式：フィルタ，ブロワ一体型
個数：1(予備 1)
風量
：約 600m３/h/個
捕集効率：高性能フィルタ 99.9%以上
活性炭フィルタ 99.9%以上
使用場所：5 号炉原子炉建屋地上 3 階
保管場所：5 号炉原子炉建屋地上 3 階(4)5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型外気取入送風機(6 号及び 7
号炉共用)
型式
：ブロワ
個数
：2(予備 1)
風量
：約 600m３/h/個
使用場所：5 号炉原子炉建屋地上 3 階
保管場所：5 号炉原子炉建屋地上 3 階(5)5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）陽圧化装置（空気ボンベ）(6 号
及び 7 号炉共用)
個数
：123
容量
：約 47L／個
充填圧力：約 15MPa
使用場所：5 号炉原子炉建屋地上 3 階
保管場所：5 号炉原子炉建屋地上 3 階

添 3.18-47

(6)5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）二酸化炭素吸収装置(6 号及び 7号炉共用)
個数：1(予備 1)
風量
：約 600m３/h/個
吸収剤能力
：
m３/kg
吸収剤容量
：
kg
取付箇所
：5 号炉原子炉建屋地上 3 階高気密室(7)差圧計（対策本部）(6 号及び 7 号炉共用)
個数：１(予備１※1)
使用場所：5 号炉原子炉建屋地上 3 階高気密室
保管場所：5 号炉原子炉建屋地上 3 階高気密室(8)酸素濃度計（対策本部）(6 号及び 7 号炉共用)
個数：１(予備１※1)
使用場所：5 号炉原子炉建屋地上 3 階高気密室
保管場所：5 号炉原子炉建屋地上 3 階高気密室(9)二酸化炭素濃度計（対策本部）(6 号及び 7 号炉共用)
個数：１(予備１※1)
使用場所：5 号炉原子炉建屋地上 3 階高気密室
保管場所：5 号炉原子炉建屋地上 3 階高気密室(10)可搬型エリアモニタ（対策本部）(6 号及び 7 号炉共用)検出器の種類 ：半導体
計測範囲
：0.001 ～ 99.9 mSv/h
個数：１(予備１※1)
使用場所：5 号炉原子炉建屋地上 3 階高気密室
保管場所：5 号炉原子炉建屋地上 3 階高気密室(11)5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）遮蔽(6 号及び 7 号炉共用)
材料：コンクリート
遮蔽厚
：
以上
遮蔽高
：－
取付箇所
：5 号炉原子炉建屋地上 3 階，屋外
(12)5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）室内遮蔽(6 号及び 7 号炉共用)
材料
：鉄，鉛等
遮蔽厚
：コンクリート
相当以上
遮蔽高
：－
取付箇所
：5 号炉原子炉建屋地上 3 階待機場所

添 3.18-48

(13)5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）可搬型陽圧化空調機(6 号及び 7号炉共用)
型式：フィルタ，ブロワ一体型
個数：2(予備 1)
風量
：約 600m３/h/個
捕集効率：高性能フィルタ 99.9%以上
活性炭フィルタ 99.9%以上
使用場所：5 号炉原子炉建屋地上 3 階
保管場所：5 号炉原子炉建屋地上 3 階(14)5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）陽圧化装置（空気ボンベ）(6 号
及び 7 号炉共用)
個数：1,792
容量：約 47L／個
充填圧力：約 15MPa
使用場所：5 号炉原子炉建屋地上 3 階，2 階
保管場所：5 号炉原子炉建屋地上 3 階，2 階(15)差圧計（待機場所）(6 号及び 7 号炉共用)
個数：１(予備１※2)
使用場所：5 号炉原子炉建屋地上 3 階待機場所
保管場所：5 号炉原子炉建屋地上 3 階対策本部(16)酸素濃度計（待機場所）(6 号及び 7 号炉共用)
個数：１(予備１※2)
使用場所：5 号炉原子炉建屋地上 3 階待機場所
保管場所：5 号炉原子炉建屋地上 3 階対策本部(17)二酸化炭素濃度計（待機場所）(6 号及び 7 号炉共用)
個数：１(予備１※2)
使用場所：5 号炉原子炉建屋地上 3 階待機場所
保管場所：5 号炉原子炉建屋地上 3 階待機場所(18)可搬型エリアモニタ（待機場所）(6 号及び 7 号炉共用)検出器の種類 ：半導体
計測範囲
：0.001 ～ 99.9 mSv/h
個数：１(予備１※2)
使用場所：5 号炉原子炉建屋地上 3 階待機場所
保管場所：5 号炉原子炉建屋地上 3 階対策本部(19) 5 号炉屋外緊急連絡用インターフォン(6 号及び 7 号炉共用)
設 備 名：インターフォン
使用回線：有線系回線個数：1 式
添 3.18-49

取付箇所：5 号炉原子炉建屋地上 1 階屋外：地上 3 階(5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所(対策本部))
地上 2 階(5 号炉中央制御室)※1※2

待機場所と兼用
対策本部と兼用

添 3.18-50

3.18.2.3.3
設置許可基準規則第 43 条への適合方針
3.18.2.3.3.1
設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1)環境条件等(設置許可基準規則第 43 条第 1 項一)(ⅰ)要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

ａ）5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）
対策本部の高気密室，遮蔽，可搬型陽圧化空調機，可搬型外気取入送風機，
陽圧化装置（空気ボンベ），二酸化炭素吸収装置，差圧計酸素濃度計，二酸化炭素濃度計及び可搬型エリアモニタは，5 号炉原子炉建屋付属棟に設置又は保管される設備であることから，想定される重大事故等時における 5 号炉原子炉
建屋の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができる設計とする。環境条件及び荷重条件を，表 3.18-19 及び表 3.18-20 に示す。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型陽圧化空調機，5 号炉
原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型外気取入送風機及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）陽圧化装置（空気ボンベ）は，保管場所である 5 号炉原子炉建屋内から操作可能である。
(61-3)
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）遮蔽は一部を，屋外に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等時における，屋外の環境条件及び荷重条件を考慮し，以下の表 3.18-21 に示す設計とする。
（61-3）
5 号炉屋外緊急連絡用インターフォンは，屋外及び 5 号炉原子炉建屋付属棟内に設置する設備であることから，想定される重大事故等時における 5 号炉原
子炉建屋の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができる設計とする。環境条件及び荷重条件を，表 3.18-22 及び表 3.18-23 に示す設計とする。
（61-3）

添 3.18-51

表 3.18-19 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）高気密室，5 号炉原子炉建
屋内緊急時対策所（対策本部）遮蔽及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）
二酸化炭素吸収装置の想定する環境条件及び荷重条件
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・放 想定される温度，圧力，湿度及び放射線強度に耐えられる
射線性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による影響 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
海水を通水する系統へ 海水を通水することはない。
の影響
地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する。(詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方
針」に示す)
風(台風)・積雪5 号炉原子炉建屋付属棟に設置するため，風(台風)及び積
雪の影響は受けない。
電磁的影響
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

表 3.18-20 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型陽圧化空調機，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型外気取入送風機，5 号炉原子炉建
屋内緊急時対策所（対策本部）陽圧化装置（空気ボンベ），差圧計（対策本部），酸素濃度計（対策本部），二酸化炭素濃度計（対策本部）及び可搬型エリアモニタ（対策本部）の想定する環境条件及び荷重条件
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・放 想定される温度，圧力，湿度及び放射線強度に耐えられる
射線性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による影響 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
海水を通水する系統へ 海水を通水することはない。
の影響
地震
適切な地震荷重と組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認し，治具や輪留め等を用いることにより転倒防止対策を行う。
風（台風）・積雪5 号炉原子炉建屋付属棟に設置するため，風(台風)及び積
雪の影響は受けない。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

添 3.18-52

表 3.18-21

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）遮蔽の想定する環境条件及び荷重条件
環境条件等
対応
温 度 ・ 圧 力 ・ 湿 屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線強度に耐えられる度・放射線性能を確認した機器を使用する。
屋 外 の 天 候 に よ 降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対策及び凍る影響
結対策を行える設計とする。
海 水 を 通 水 す る 海水を通水することはない。
系統への影響地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する。(詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す)
風（台風）・積雪 屋外で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないことを応力評価により確認する。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

表 3.18-22

5 号炉屋外緊急連絡用インターフォン（屋外設置機器）の想定する環境条件及び荷重条件
環境条件等
対応
温 度 ・ 圧 力 ・ 湿 屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線強度に耐えられる度・放射線性能を確認した機器を使用する。
屋 外 の 天 候 に よ 降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対策及び凍る影響
結対策を行える設計とする。
海 水 を 通 水 す る 海水を通水することはない。
系統への影響地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認し，治具や輪留め等により転倒防止対策を行う。
風（台風）・積雪 屋外で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないことを応力評価により確認する。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

添 3.18-53

表 3.18-23

5 号炉屋外緊急連絡用インターフォン（建屋内設置機器）の想定する環境条件及び荷重条件
環境条件等
対応
温 度 ・ 圧 力 ・ 湿 5 号炉原子炉建屋付属棟内で想定される温度，圧力，湿度及び放度・放射線
射線強度に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋 外 の 天 候 に よ 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
る影響
海 水 を 通 水 す る 海水を通水することはない。
系統への影響地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する。（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）
風（台風）・積雪 5 号炉原子炉建屋付属棟内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

ｂ）5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）
待機場所の遮蔽，室内遮蔽，可搬型陽圧化空調機，陽圧化装置（空気ボンベ），
差圧計，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計及び可搬型エリアモニタは，5 号炉原子炉建屋に設置又は保管される設備であることから，想定される重大事故等時における 5 号炉原子炉建屋建屋の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう設計する。環境条件及び荷重条件を，表3.18-24 及び表 3.18-25 に示す。
（61-3）
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）遮蔽の一部は，屋外に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等時における，屋外の環境条件及び荷重条件を考慮し，以下の表 3.18-26 に示す設計とする。
（61-3）

添 3.18-54

表 3.18-24

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）遮蔽の想定する環境条件及び荷重条件
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・放 想定される温度，圧力，湿度及び放射線強度に耐えられる
射線性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による影響 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
海水を通水する系統へ 海水を通水することはない。
の影響
地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する。(詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方
針」に示す)
風(台風)・積雪5 号炉原子炉建屋付属棟に設置するため，風(台風)及び積
雪の影響は受けない。
電磁的影響
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

表 3.18-25 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）可搬型陽圧化空調機， 5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）陽圧化装置（空気ボンベ），酸素濃度計（待機場所），二酸化炭素濃度計（待機場所），差圧計（待機場所）及び可搬型エリ
アモニタ（待機場所）の想定する環境条件及び荷重条件
環境条件等
対応
温度・圧力・湿度・放 想定される温度，圧力，湿度及び放射線強度に耐えられる
射線性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による影響 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
海水を通水する系統へ 海水を通水することはない。
の影響
地震
適切な地震荷重と組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認し，治具や輪留め等を用いることにより転倒防止対策を行う。
風（台風）・積雪5 号炉原子炉建屋付属棟に設置するため，風(台風)及び積
雪の影響は受けない。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

添 3.18-55

表 3.18-26

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）室内遮蔽の想定する環境条件及び荷重条件
環境条件等
対応
温 度 ・ 圧 力 ・ 湿 屋内で想定される温度，圧力，湿度及び放射線強度に耐えられる度・放射線性能を確認した機器を使用する。
屋 外 の 天 候 に よ 降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対策及び凍る影響
結対策を行える設計とする。
海 水 を 通 水 す る 海水を通水することはない。
系統への影響地震
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する。(詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す)
風（台風）・積雪 屋内で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないことを応力評価により確認する。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

(2) 操作性(設置許可基準規則第 43 条第 1 項二)(ⅰ)要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
ａ）5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）
対策本部の遮蔽及び高気密室は，重大事故等時においても設計基準対象施設として使用する場合と同様の設備構成にて使用可能な設計とし，重大事故等時において操作を不要とする。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所可搬型陽圧化空調機及び 5 号炉原子炉建屋
内緊急時対策所陽圧化装置（空気ボンベ）は，保管場所である 5 号炉原子炉建
屋内から操作可能である。
対策本部の可搬型陽圧化空調機は，仮設ダクトを高気密室の給気口に接続し，高気密室内へフィルタにより浄化した外気を供給することで陽圧化が可能な設計とする。本体の起動は，本体付属の電源スイッチの「入」操作により，容易かつ確実に「起動」可能な設計とする。
(61-3)

添 3.18-56

また，対策本部の外気取入送風機は仮設ダクトを用いて外気を直接 5 号炉原
子炉建屋付属棟屋内に供給しプルーム通過後に可搬型陽圧化空調機の給気エリアとなる通路の雰囲気のパージを行うことができる設計とする。可搬型外気
取入送風機は本体付属の電源スイッチの「入」操作により，容易かつ確実に「起動」操作を可能な設計とする。
(61-3)
対策本部の陽圧化装置（空気ボンベ）は結合金具等により，容易かつ確実に接続できる設計とする。空気ボンベの接続にあたっては，一般的に用いられる工具(スパナ等)を用いて，容易かつ確実に作業ができる設計とする。空気供給には，空気ボンベ元弁を開操作し，さらに高気密室内にて空気給気第一弁及び第二弁を開操作することにより供給可能な設計とする。
対策本部の二酸化炭素吸収装置は，高気密室内にて，本体に付属のスイッチ操作により容易かつ確実に「起動」を可能な設計とする。
差圧計，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計及び可搬型エリアモニタの操作は，
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）内において，付属の操作スイッ
チにより容易かつ確実に操作ができる設計とする。表 3.18-27 に操作対象機器を示す。
(61-3)
5 号炉屋外緊急連絡用インターフォンのうち，現場に設置するインターフォ
ン子機はインターフォンの正面パネルにあるボタンを押すことで容易かつ確
実に通話可能な設計とする。また対策本部及び 5 号中央制御室に設置するイン
ターフォン親機は一般的な据置型電話機と同様の構造を有し，受話器部分を持ち上げることでインターフォン子機と容易かつ確実に通話可能な設計とする。
表 3.18-28 に操作対象機器の操作場所を示す。
（61-3）

添 3.18-57

表 3.18-27

操作対象機器（対策本部）

機器名称

状態の変化

操作場所

操作方法

5 号炉中央制御室換気空調系（対策本部）給気口

閉止板取付け5 号炉原子炉建屋
地上 3 階高気密室

人力作業

5 号炉中央制御室換気空調系（対策本部）排気口

閉止板取付け5 号炉原子炉建屋
地上 3 階高気密室

人力作業

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型陽圧化空調機用
高気密室給気口

閉止板取付け5 号炉原子炉建屋
地上 3 階高気密室

人力作業

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型陽圧化空調機

起動・停止

5 号炉原子炉建屋
地上 3 階スイッチ操作

差圧調整用排気弁（対策本部）(可搬型陽圧化空調機)

閉・開

5 号炉原子炉建屋
地上 3 階高気密室

手動操作

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）陽圧化装置
空気ボンベ元弁閉→開5 号炉原子炉建屋
地上 3 階手動操作

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）陽圧化装置
空気給気第一弁閉→開5 号炉原子炉建屋
地上 3 階高気密室

手動操作

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）陽圧化装置
空気給気第二弁閉→開5 号炉原子炉建屋
地上 3 階高気密室

手動操作

差圧調整用排気弁（対策本部）(陽圧化装置)閉・開

5 号炉原子炉建屋
地上 3 階高気密室

手動操作

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）
二酸化炭素吸収装置

起動・停止

5 号炉原子炉建屋
地上 3 階高気密室

スイッチ操作

添 3.18-58

表 3.18-28
機器名称

5 号炉屋外緊急連絡用インターフォンの操作対象機器
状態の変化
操作場所
操作方法
5 号炉原子炉建屋内緊急時対
受話器
インターフォン親機
待機→通話
策所（対策本部）及び 5 号中
操作
央制御室
押しボタ
インターフォン子機
待機→通話
5 号炉原子炉建屋屋外
ン操作ｂ）5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）
待機場所の遮蔽は，重大事故等時においても設計基準対象施設として使用する場合と同様の設備構成にて使用可能な設計とし，重大事故等時において操作を不要とする。
待機場所の可搬型陽圧化空調機は，仮設ダクトを待機場所の給気口に接続し，待機場所へフィルタにより浄化した外気を供給するとき陽圧化が可能な設計とする。本体の起動は，本体付属の電源スイッチの「入」操作により，「起動」
可能な設計とする。
また，待機場所の可搬型陽圧化空調機はプルーム通過後に屋外から直接外気を取り入れる場合は，仮設ダクトを設置し，可搬型陽圧化空調機を接続した後，空調機の本体に付属の電源スイッチの「入」操作により，容易かつ確実に「起動」操作を可能な設計とする。
待機場所の陽圧化装置（空気ボンベ）は結合金具等により，容易かつ確実に接続できる設計とする。空気ボンベの接続にあたっては，一般的に用いられる工具(スパナ等)を用いて，容易かつ確実に作業ができる設計とする。空気供給
は，空気ボンベ元弁を開操作し，さらに待機場所内にて空気給気第一弁及び第二弁を開操作することにより供給可能な設計とする。
(61-3)
差圧計，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計及び可搬型エリアモニタの操作は，待機場所内において，付属する一般的な操作スイッチにより容易かつ確実に操作ができる設計とする。
(61-3)
表 3.18-29 に操作対象機器を示す。

添 3.18-59

表 3.18-29

操作対象機器（待機場所）

機器名称

状態の変化

操作場所

操作方法

5 号炉中央制御室換気空調系（待機場所）給気口

閉止板取付け5 号炉原子炉建屋
地上 3 階待機場所

人力作業

5 号炉中央制御室換気空調系（待機場所）排気口

閉止板取付け5 号炉原子炉建屋
地上 3 階待機場所

人力作業

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）可搬型陽圧化空調機用
待機場所給気口

閉止板取付け5 号炉原子炉建屋
地上 3 階待機場所

人力作業

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）可搬型陽圧化空調機

起動・停止

5 号炉原子炉建屋
地上 3 階スイッチ操作

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）陽圧化装置
空気ボンベ元弁閉→開5 号炉原子炉建屋
地上 3 階，2 階

手動操作

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）陽圧化装置
空気給気第一弁閉→開5 号炉原子炉建屋
地上 3 階待機場所

手動操作

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）陽圧化装置
空気給気第二弁閉→開5 号炉原子炉建屋
地上 3 階待機場所

手動操作

差圧調整用排気弁（待機場所）(陽圧化装置)閉・開

5 号炉原子炉建屋
地上 3 階手動操作

添 3.18-60

(3)試験及び検査(設置許可基準規則第 43 条第 1 項三)(ⅰ)要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
ａ）5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）
対策本部の遮蔽及び高気密室は，表 3.18-30 に示すように発電用原子炉の運転中又は停止中において，外観検査が可能な設計とする。
対策本部の遮蔽は，外観検査として，機能・性能に影響を与えうる傷，割れ等の外観確認が可能な設計とする。
表 3.18-30 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）遮蔽の検査
発電用原子炉
項目
内容
の状態
運転中又は
停止中

外観確認

遮蔽の傷，割れ等の外観の確認

対策本部の高気密室は，表 3.18-33 に示すように発電用原子炉の運転中又は停止中において，機能・性能試験及び外観検査が可能な設計とする。
対策本部の高気密室は，機能・性能試験として対策本部の可搬型陽圧化空調機陽圧化装置（空気ボンベ）の機能・性能試験と併せて，気密性の確認が可能な設計とする。
また，外観検査として，性能に影響を及ぼすおそれのある傷，割れ等がないことについて外観確認を行うことが可能な設計とする
表 3.18-31
発電用原子炉
の状態
運転中又は
停止中

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）高気密室の試験及び検査項目内容

機能・性能試験
外観確認

気密性の確認
構造部材，気密部材状態の外観の確認

添 3.18-61

対策本部の可搬型陽圧化空調機及び対策本部の可搬型外気取入送風機は，表3.18-32,33 に示すように発電用原子炉の運転中又は停止中において，機能・性能試験及び外観検査が可能な設計とする。
対策本部の可搬型陽圧化空調機は，機能・性能試験として，試運転による機能確認を行うことが可能な設計とする。対策本部の可搬型陽圧化空調機を高気密室に接続し，陽圧化した状態において高気密室内・外の差圧測定を行うこと
により，気密性能の確認が可能な設計とする。
また，外観検査として，ブロワ及びダクトの外観に性能に影響を及ぼすおそれのある傷，割れ等が無いこと，及びフィルタの保管状態について外観確認を行える設計とする。
(61-5)
表 3.18-32

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型陽圧化空調機の試験及び検査発電用原子炉項目
内容の状態
試運転による機能確認
機能・性能試験
気密性，陽圧化機能確認
運転中又は
停止中
ブロワ及びダクトの外観の確認
外観確認
フィルタの保管状態の外観の確認

表 3.18-33

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型外気取入送風機の試験及び検査発電用原子炉項目
内容の状態
試運転による機能確認
機能・性能試験
運転中又は気密性，陽圧化機能確認
停止中
外観確認
ブロワ及びダクトの外観の確認

対策本部の陽圧化装置（空気ボンベ）は，表 3.18-36 に示すように発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能試験及び外観検査が可能な設計とする。
対策本部の陽圧化装置（空気ボンベ）は，性能・機能試験として，空気ボン
ベ残圧の確認可能な設計とする。
また，対策本部の陽圧化装置(空気ボンベ)を接続し，高気密室を陽圧化した状態において高気密室内・外の差圧測定を行うことにより，気密性能の確認が可能な設計とする。

添 3.18-62

表 3.18-34

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）陽圧化装置（空気ボンベ）の試験及び検査
発電用原子炉
項目
内容
の状態
運転中又は
停止中

機能・性能試験
外観確認

空気ボンベ残圧の確認
機器表面状態の外観の確認

二酸化炭素吸収装置は，表 3.18-35 に示すように機能・性能試験として，定格流量による循環運転（試運転）可能なことの確認及び吸収剤の性能確認を行うことが可能な設計とする。
また，外観検査として，目視により機器表面に性能に影響を及ぼすおそれのある傷，割れ等が無いこと，吸収剤の保管状態について外観確認が可能な設計とする。
(61-5)
表 3.18-35

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）二酸化炭素吸収装置の試験及び検査
発電用原子炉項目
内容の状態
試運転による機能確認
機能・性能試験
吸収剤の性能確認
運転中又は停止中
機器表面状態の外観確認
外観確認
吸収剤の保管状態の外観の確認(61-5)

対策本部の差圧計は，表 3.18-36 に示すように発電用原子炉の運転中又は停止中において，機能・性能試験及び外観検査が可能な設計とする。
対策本部の差圧計は，機能・性能試験として，計器単品での点検・構成が可能であり，陽圧化機能確認時に合せて指示値の確認を行うことが可能な設計とする。
また，外観検査として，目視により性能に影響を及ぼすおそれのある傷，割れ等が無いことについて外観確認を行うことが可能な設計とする。
表 3.18-36
発電用原子炉
の状態
運転中又は
停止中

差圧計（対策本部）の試験及び検査項目

内容

機能・性能試験

陽圧化機能確認時の性能検査

外観確認

機器表面状態の外観の確認

添 3.18-63

対策本部の酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計は，表 3.18-37 に示すように発電用原子炉の運転中又は停止中において，機能・性能試験及び外観検査が可能な設計とする。
対策本部の酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計は，機能・性能試験として校正
ガスによる指示値の確認を行うことが可能な設計とする。
また，外観検査として，目視により性能に影響を及ぼすおそれのある傷，割れ等が無いことについて外観確認が可能な設計とする。
(61-5)
表 3.18-37

酸素濃度計（対策本部），二酸化炭素濃度計（対策本部）の試
験及び検査
発電用原子炉
項目
内容
の状態
運転中又は
停止中

機能・性能試験

校正ガスによる性能検査

外観確認

機器表面状態の外観の確認

対策本部の可搬型エリアモニタは，表 3.18-38 に示すように発電用原子炉の運転中又は停止中において，機能・性能試験及び外観検査が可能な設計とする。
対策本部の可搬型エリアモニタは，機能・性能試験として，線源による校正が可能な設計とする。
また，外観検査として，目視により性能に影響を及ぼすおそれのある傷，割れ等が無いことについて外観確認が可能な設計とする。
(61-5)
表 3.18-38
発電用原子炉の状態

可搬型エリアモニタ（対策本部）の試験及び検査

運転中又は
停止中

機能・性能試験

項目

外観確認

内容
線源による校正
機器表面状態の外観の確認

5 号炉屋外緊急連絡用インターフォンは，表 3.18-39 に示すように発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能試験及び外観検査が可能な設計とする。
5 号炉屋外緊急連絡用インターフォンの機能・性能試験として，インターフ
ォン親機とインターフォン子機との間での通話確認を行う設計とする。
5 号炉屋外緊急連絡用インターフォンの外観検査として，目視により性能に影響を及ぼすおそれのある傷，割れ等がないことの確認を行う。
（61-5）

添 3.18-64

表 3.18-39 5 号炉屋外緊急連絡用インターフォンの試験及び検査
発電用原子炉項目
内容の状態
運転中又は 機能・性能試験 通話状態の確認
停止中

外観確認

機器表面状態の外観の確認

ｂ）5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）
待機場所の遮蔽及び室内遮蔽は，表 3.18-40 に示すように発電用原子炉の運転中又は停止中において，外観検査が可能な設計とする。
待機場所の遮蔽及び室内遮蔽は，外観検査として，目視により機能・性能に影響を与えうる傷，割れ等の外観確認が可能な設計とする。
表 3.18-40 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）遮蔽及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）室内遮蔽の検査
発電用原子炉
項目
内容
の状態
運転中又は
停止中

外観確認

遮蔽の傷，割れ等の外観の確認

待機場所の可搬型陽圧化空調機は，表 3.18-41 に示すように発電用原子炉の運転中又は停止中において，機能・性能試験及び外観検査が可能な設計とする。
待機場所の可搬型陽圧化空調機は，機能・性能試験として，試運転による機能確認を行うことが可能な設計とする。また，可搬型陽圧化空調機を待機場所に接続し，待機場所を陽圧化した状態において待機場所内・外の差圧測定を行うことにより，気密性能確認が可能な設計とする。
また，外観検査として，ブロワ及びダクトの外観に性能に影響を及ぼすおそれのある傷，割れ等が無いこと，及びフィルタの保管状態について外観確認を行える設計とする。
(61-5)
表 3.18-41

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）可搬型陽圧化空調機の試
験及び検査発電用原子炉項目
内容の状態
試運転による機能確認
機能・性能試験
気密性，陽圧化機能確認
運転中又は
停止中
ブロワ及びダクトの外観の確認
外観確認
フィルタの保管状態の外観の確認
添 3.18-65

待機場所の陽圧化装置（空気ボンベ）は，表 3.18-42 に示すように発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能検査及び外観検査が可能な設計とする。
待機場所の陽圧化装置（空気ボンベ）は，空気ボンベ残圧の確認により空気ボンベ容量を確認可能な設計とする。待機場所は，発電用原子炉の運転中又は停止中において，機能・性能確認として，待機場所の空調バウンダリを陽圧化した状態において待機場所内・外の差圧測定を行うことにより，気密性能確認が可能な設計とする。
また，外観の確認として，性能に影響を及ぼすおそれのある傷，割れ等が無いことについて外観確認が行える設計とする。
表 3.18-42

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）陽圧化装置（空気ボンベ）の試験及び検査
発電用原子炉
項目
内容の状態
空気ボンベ残圧
機能・性能試験
運転中又は気密性，陽圧化機能確認
停止中
外観確認
機器表面状態の外観の確認

待機場所の差圧計は，表 3.18-43 に示すように発電用原子炉の運転中又は停止中において，機能・性能試験及び外観検査が可能な設計とする。
待機場所の差圧計は，機能・性能試験として計器単品での点検・構成が可能
であり，また，陽圧化機能確認時に合せて指示値の確認を行うことが可能な設計とする。
また，外観検査として，目視により性能に影響を及ぼすおそれのある傷，割れ等が無いことについて外観確認を行うことが可能な設計とする。
表 3.18-43
発電用原子炉
の状態
運転中又は
停止中

差圧計（待機場所）の試験及び検査項目

内容

機能・性能試験

陽圧化機能確認時の性能検査

外観確認

機器表面状態の外観の確認

待機場所の酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計は，表 3.18-44 に示すように発電用原子炉の運転中又は停止中において，機能・性能試験及び外観検査が可能な設計とする。
待機場所の酸素濃度計及び二酸化炭素濃度計は，機能・性能試験として校正
ガスによる指示値等の確認を行うことが可能な設計とする。
また，外観検査として，目視により性能に影響を及ぼすおそれのある傷，割添 3.18-66

れ等が無いことについて外観確認が可能な設計とする。
(61-5)
表 3.18-44

酸素濃度計（待機場所），二酸化炭素濃度計（待機場所）の試験及び検査発電用原子炉
項目
内容
の状態
運転中又は
停止中

機能・性能試験

校正ガスによる性能検査

外観確認

機器表面状態の外観の確認

待機場所可搬型エリアモニタは，表 3.18-45 に示すように発電用原子炉の運転中又は停止中において，機能・性能試験及び外観検査が可能な設計とする。
機能・性能試験として線源による校正が可能な設計とする。
また，外観検査として，目視により性能に影響を及ぼすおそれのある傷，割れ等が無いことについて外観確認が可能な設計とする。
(61-5)
表 3.18-45
発電用原子炉の状態

可搬型エリアモニタ（待機場所）の試験及び検査

運転中又は
停止中

機能・性能試験

項目

外観確認

内容
線源による校正
機器表面状態の外観の確認

添 3.18-67

(4)切替の容易性(設置許可基準規則第 43 条第 1 項四)(ⅰ)要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
ａ）5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）遮蔽及び高気密室は，遮断以外の用途として使用することはなく，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の使用にあたり切り替えせずに使用できる設計とする。
対策本部の可搬型陽圧化空調機，可搬型外気取入送風機，陽圧化装置（空気ボンベ），二酸化炭素吸収装置，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計，差圧計及び
可搬型エリアモニタは，本来の用途以外には使用しない設計とし，対策本部の使用にあたり切替えせずに使用できる設計とする。
また，対策本部の可搬型陽圧化空調機による対策本部高気密室の陽圧化から，陽圧化装置（空気ボンベ）による陽圧化への切替えは，陽圧化装置の弁開操作，
可搬型陽圧化空調機の仮設ダクトの切離し，高気密室給気口の閉止板取付け及び，差圧制御用排気弁の切替えにより容易かつ確実に実施できる設計とする。
本切替えは，対策本部高気密室内で全て操作可能な設計とすることにより，可搬型エリアモニタの警報発生後速やかに実施可能な設計とする。
対策本部の可搬型エリアモニタの警報発生から切替え操作完了までの所要
時間は，陽圧化装置による陽圧化開始(給気第一／第二弁の開操作)を 1 分以内，陽圧化状態の確認完了(高気密室内・外差圧確認)を約 2 分以内に実施可能な設計とする。
(61-4)
対策本部の可搬型陽圧化空調機起動手順のタイムチャートを図 3.18-13 に，可搬型陽圧化空調機停止，及び，陽圧化装置（空気ボンベ）起動手順のタイム
チャートを図 3.18-14 に示す。
5 号炉屋外緊急連絡用インターフォンは，本来の用途以外の用途には使用しない。

添 3.18-68

経過時間（分）
０

要員

手順の項目

５

10

15

20

25

30

35

40

45

▽起動指示

50

55

可搬型陽圧化空調機による換気開始▽

中央制御室換気空調系の停止確認
活性炭フィルタ保管場所へ移動
活性炭フィルタ保管容器から活性炭フィルタ取出し
５号炉原子炉建屋
内緊急時対策所（対策本部）可搬型陽圧化空調機運
転手順

活性炭フィルタ保管場所から可搬型陽圧化空調機設置場所へ移動
保安班

２
名

活性炭フィルタ装着，ダクト接続，電源接続，空調機起動
可搬型陽圧化空調機を予備機へ切替え（必要に応じて実施）
可搬型陽圧化空調機設置場所から５号炉原子炉建屋内緊急時対策所へ移動
室内差圧確認図 3.18-13

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型陽圧化空調機
起動手順のタイムチャート＊
経過時間（分）
０

１

２

３

４

５

６

▽可搬型エリアモニタの警報発生
手順の項目

要員

▽可搬型陽圧化空調機切離し／空気ボンベ陽圧化装置起動▽陽圧化状態の確認完了▽可搬型陽圧化空調機停止

給気口から仮設ダクト取外し（対策本部内作業）
５号炉原子炉建屋内
緊急時対策所（対策本部）可搬型陽圧化
空調機停止手順

高気密室給気口に閉止板取付け（対策本部内作業）
保安班

２
名

室内差圧確認（対策本部内作業）
通路（可搬型空調機設置場所）へ移動
空調機停止（対策本部外作業）

空気ボンベ陽圧化装置空気供給第一／第二弁開操作（対策本部内作業）
５号炉原子炉建屋内
緊急時対策所（対策本部）陽圧化装置（空気ボンベ）起動
手順

保安班

１
名

差圧調整用排気弁の切替え（対策本部内作業）
室内差圧確認（対策本部内作業）
二酸化炭素吸収装置起動

図 3.18-14 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型陽圧化空調機
停止，及び，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）陽圧化装置（空気ボンベ）
空気供給手順のタイムチャート＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況について(個別手順)の 1.18 で示すタイムチャートｂ）5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）
添 3.18-69

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）遮蔽及び 5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所（待機場所）室内遮蔽は，遮断以外の用途として使用することはなく，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）の使用にあたり切替えせずに使用できる設計とする。
待機場所の可搬型陽圧化空調機，陽圧化装置（空気ボンベ），差圧計，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計及び可搬型エリアモニタは，本来の用途以外の用途には使用しない設計とし，待機場所の使用にあたり切替えせずに使用できる設計とする。
また，待機場所の可搬型陽圧化空調機による待機場所の空調バウンダリの陽圧化から，陽圧化装置（空気ボンベ）による陽圧化への切替えは，陽圧化装置の弁開操作，可搬型陽圧化空調機仮設ダクトの切離し，空調バウンダリの給気口の閉止板取付けにより実施可能な設計とする。
本切替えは，待機場所内で全て操作可能な設計とすることにより，可搬型エリアモニタの警報発生後速やかに実施可能な設計とする。
待機場所の可搬型エリアモニタの警報発生から切替え操作完了までの所要
時間は，陽圧化装置による陽圧化開始(給気第一／第二弁の開操作)を 1 分以内，陽圧化状態の確認完了(待機場所内・外の差圧確認)を約 2 分以内に実施可能な設計とする。
(61-4)
待機場所の可搬型陽圧化空調機の起動手順のタイムチャートを図 3.18-15 に，可搬型陽圧化空調機停止，及び，陽圧化装置（空気ボンベ）起動手順のタイム
チャートを図 3.18-16 に示す。
経過時間（分）
０

要員

手順の項目

５

10

15

20

25

30

35

40

▽起動指示

45

50

55

可搬型陽圧化空調機による換気開始▽

中央制御室換気空調系の停止確認
活性炭フィルタ保管場所へ移動
活性炭フィルタ保管容器から活性炭フィルタ取出し
５号炉原子炉建屋
内緊急時対策所（待機場所）可搬型陽圧化空調機運
転手順

活性炭フィルタ保管場所から可搬型陽圧化空調機設置場所へ移動
復旧班

２
名

活性炭フィルタ装着，ダクト接続，電源接続，空調機起動
可搬型陽圧化空調機を予備機へ切替え（必要に応じて実施）
可搬型陽圧化空調機設置場所から５号炉原子炉建屋内緊急時対策所へ移動
室内差圧確認図 3.18-15

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）可搬型陽圧化空調機
起動手順のタイムチャート＊

添 3.18-70

経過時間（分）
０

１

２

３

４

５

６

▽可搬型エリアモニタの警報発生
手順の項目

要員

▽可搬型陽圧化空調機切離し／空気ボンベ陽圧化装置起動▽陽圧化状態の確認完了▽可搬型陽圧化空調機停止

給気口から仮設ダクト取外し（待機場所内作業）
５号炉原子炉建屋内
緊急時対策所（待機場所）可搬型陽圧化
空調機停止手順

高気密室給気口に閉止板取付け（待機場所内作業）
復旧班

２
名

室内差圧確認（待機場所内作業）
通路（可搬型空調機設置場所）へ移動
空調機停止（待機場所外作業）

空気ボンベ陽圧化装置空気供給第一／第二弁開操作（待機場所内作業）
５号炉原子炉建屋内
緊急時対策所（待機場所）陽圧化装置（空気ボンベ）起動
手順

復旧班

１
名
室内差圧確認図 3.18-16 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）可搬型陽圧化空調機
停止，及び，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）陽圧化装置（空気ボンベ）
空気供給手順のタイムチャート＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況について(個別手順)の 1.18 で示すタイムチャート

添 3.18-71

(5)悪影響の防止(設置許可基準規則第 43 条第 1 項五)(ⅰ)要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
ａ）5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）遮蔽は，5 号炉原子炉建屋と一体のコンクリート又は鉛の構造物とし，倒壊等により他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
対策本部の高気密室，可搬型陽圧化空調機，可搬型外気取入送風機，陽圧化装置（空気ボンベ），二酸化炭素吸収装置，差圧計，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計及び可搬型エリアモニタは，他の設備から独立して単独で使用可能なことにより，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
また，対策本部の可搬型陽圧化空調機，可搬型外気取入送風機及び二酸化炭
素吸収装置のブロワの羽根は回転軸との一体型であるが，運転中に羽根が破損したとしても，羽根がケーシング内にとどまり，飛散しない設計とする。
対策本部の可搬型陽圧化空調機，可搬型外気取入送風機，陽圧化装置（空気ボンベ），二酸化炭素吸収装置，差圧計，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計及び可搬型エリアモニタは，固定することにより他の設備に対して悪影響を及ぼさない設計とする。
5 号炉屋外緊急連絡用インターフォンは，単独の設備統構成としており他の設備に対して悪影響を及ぼさない設計とする。
5 号炉屋外緊急連絡用インターフォンは設置場所に固定設置することで転倒防止を図ることにより，他の設備に対して影響を及ばさない設計とする。
（61-3）ｂ）5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）遮蔽は，5 号炉原子炉建屋建屋と一体のコンクリート又は鉛の構造物とし，倒壊等により他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）
室内遮蔽は， 5 号炉原子炉建屋付属棟床に固定して設置することで倒壊等により他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
待機場所の可搬型陽圧化空調機，陽圧化装置（空気ボンベ），差圧計，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計及び可搬型エリアモニタは，他の設備から独立して単独で使用可能なことにより，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，可搬型陽圧化空調機のブロワの羽根は回転軸との一体型であるが，運転中に羽根が破損したとしても，羽根がケーシング内にとどまり，飛散しない設計とする。
待機場所の可搬型陽圧化空調機，陽圧化装置（空気ボンベ），差圧計，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計及び可搬型エリアモニタは，固定することにより他の設備に対して悪影響を及ぼさない設計とする。
添 3.18-72

(6)設置場所(設置許可基準規則第 43 条第 1 項六)(ⅰ)要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設
置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
ａ）5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）遮蔽は，5 号炉原子炉建屋と一体のコンクリート又は鉛の構造物であり，重大事故等時に操作及び作業を必要としない設計とする。
また，高気密室は 5 号炉原子炉建屋付属棟床に固定して設置することで，重大事故時に操作及び作業を必要としない設計とする。
対策本部の高気密室可搬型陽圧化空調機，可搬型外気取入送風機，陽圧化装置（空気ボンベ），二酸化炭素吸収装置，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計，差圧計及び可搬型エリアモニタは，放射線量が高くなるおそれが少ない 5 号炉原
子炉建屋付属棟内に設置場所又は保管し，設置又は保管場所で操作可能な設計とする。表 3.18-46 に操作対象機器を示す。
(61-3)
5 号炉屋外緊急連絡用インターフォンとして操作が必要な機器の設置場所，
操作場所を表 3.18-47 に示す。
5 号炉屋外緊急連絡用インターフォンのうちインターフォン子機は屋外に設置し重大事故等における環境条件を考慮した設計とする。またインターフォ
ン親機は 5 号炉原子炉建屋付属棟の屋内に設置し，重大事故等における環境条
件を考慮した設計とする。
（61-3）

添 3.18-73

表 3.18-46

操作対象機器設置場所（対策本部）

機器名称

設置場所

操作場所

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）遮蔽

5 号炉原子炉建屋地上 3 階，
屋上

(操作不要)

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）高気密室

5 号炉原子炉建屋地上 3 階，
屋上

(操作不要)

5 号炉原子炉建屋地上 3 階

5 号炉原子炉建屋地上 3 階

5 号炉原子炉建屋地上 3 階

5 号炉原子炉建屋地上 3 階

5 号炉原子炉建屋地上 3 階

5 号炉原子炉建屋地上 3 階

5 号炉原子炉建屋地上 3 階高気密室

5 号炉原子炉建屋地上 3 階高気
密室

差圧計（対策本部）

5 号炉原子炉建屋地上 3 階高気密室

5 号炉原子炉建屋地上 3 階高気
密室

酸素濃度計（対策本部）

5 号炉原子炉建屋地上 3 階高気密室

5 号炉原子炉建屋地上 3 階高気
密室二酸化炭素濃度計（対策本部）

5 号炉原子炉建屋地上 3 階高気密室

5 号炉原子炉建屋地上 3 階高気
密室

可搬型エリアモニタ（対策本部）

5 号炉原子炉建屋地上 3 階高気密室

5 号炉原子炉建屋地上 3 階高気
密室

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型陽圧化空調機
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）可搬型外気
取入送風機
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）陽圧化装置（空気ボンベ）5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）二酸化炭素吸収装置

表 3.18-47
機器名称
インターフォン親機
インターフォン子機

操作対象機器設置場所
設置場所
操作場所
5 号炉原子炉建屋内緊急時 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）及び 5 対策所（対策本部）及び 5号中央制御室号中央制御室
5 号炉原子炉建屋屋外

添 3.18-74

5 号炉原子炉建屋屋外

ｂ）5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）遮蔽は，5 号炉原子炉建屋と一体のコンクリート又は鉛の構造物であり，重大事故等時に操作及び作業を必要としない設計とする。また，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）
室内遮蔽は， 5 号炉原子炉建屋付属棟床に固定して設置することで重大事故時に操作及び作業を必要としない設計とする。
待機場所の可搬型陽圧化空調機， 5 号炉原子炉陽圧化装置（空気ボンベ），
差圧計，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計及び可搬型エリアモニタは，放射線量が高くなるおそれが少ない 5 号炉原子炉建屋付属棟内に設置又は保管し，設置場所又は保管場所で操作可能な設計とする。
表 3.18-48 に操作対象機器を示す。
(61-3)
表 3.18-48

操作対象機器設置場所（待機場所）

機器名称

設置場所

操作場所

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）遮蔽

5 号炉原子炉建屋地上 3 階，
屋上

(操作不要)

5 号炉原子炉建屋地上 3 階待機場所

(操作不要)

5 号炉原子炉建屋地上 3 階

5 号炉原子炉建屋地上 3 階

5 号炉原子炉建屋地上 3 階，2階

5 号炉原子炉建屋地上 3 階，2階

差圧計（待機場所）

5 号炉原子炉建屋地上 3 階待機場所

5 号炉原子炉建屋地上 3 階待機
場所

酸素濃度計（待機場所）

5 号炉原子炉建屋地上 3 階対策本部

5 号炉原子炉建屋地上 3 階待機
場所

二酸化炭素濃度計（待機場所）

5 号炉原子炉建屋地上 3 階対策本部

5 号炉原子炉建屋地上 3 階待機
場所

可搬型エリアモニタ（待機場所）

5 号炉原子炉建屋地上 3 階対策本部

5 号炉原子炉建屋地上 3 階待機
場所

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）
室内遮蔽
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）可搬型陽圧化空調機
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）陽圧化装置（空気ボンベ）添 3.18-75

3.18.2.3.3.2

設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合方針(1)容量(設置許可基準規則第 43 条第 2 項一)(ⅰ)要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
ａ）5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）遮蔽は，重大事故等が発生した場合において，対策本部の高気密室，二酸化炭素吸収装置及び他の常設設備の機能とあいまって，対策要員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えない設計とする。
対策本部の二酸化炭素吸収装置は，重大事故等が発生した場合において，陽圧化装置（空気ボンベ）により高気密室を陽圧化する場合において，対策要員
が二酸化炭素増加により窒息することを防止可能な十分な二酸化炭素吸収剤
量を確保可能な設計とする。保有数は 1 台設置することに加え，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップとして 1 台設置する設計とする。
(61-6)
5 号炉屋外緊急連絡用インターフォンは，重大事故等が発生した場合において，対策要員を 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所に円滑かつ安全に収容することができるよう，5 号炉原子炉建屋のアクセス扉付近と対策本部との連絡のために設置することから，5 号炉原子炉建屋屋外に子機を 3 台配備する。また 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）と 5 号炉中央制御室にそれぞれ親機 1 台ず
つ合計 2 台配備する設計とする。
(61-6)ｂ）5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）
待機場所の遮蔽及び室内遮蔽は，重大事故等が発生した場合において，可搬型陽圧化空調機及び陽圧化装置（空気ボンベ）の機能とあいまって，対策要員の実効線量が 7 日間で 100mSv を超えない設計とする。保有数は 1 台設置することに加え，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップとして 1 台
設置する設計とする。
(61-6)

添 3.18-76

(2)共用の禁止(設置許可基準規則第 43 条第 2 項二)(ⅰ)要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
ａ）5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）
対策本部の遮蔽，高気密室及び二酸化炭素吸収装置は，6 号及び 7 号炉で共用することで，対策活動に必要なスペース，居住性，電源設備，必要な情報及び通信連絡設備を共有し，総合的な管理（事故処置を含む）を行うことにより，安全性の向上を図ることができることから，6 号及び 7 号炉で共用する設計とする。
(61-3)
5 号炉屋外緊急連絡用インターフォンは，共用の設計とすることにより，屋外現場等のアクセスを円滑かつ安全に行うことが期待でき，また不測の事態においても確実に 5 号炉原子炉建屋屋内に避難させることで安全性を向上させることができることから，6 号及び 7 号炉で共用する設計とする。

ｂ）5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）
待機場所の遮蔽及び室内遮蔽は，6 号及び 7 号炉で共用することで，対策活動に必要なスペース，居住性及び通信連絡設備を共有し，総合的な管理（事故処置を含む）を行うことにより，安全性の向上を図ることができることから，
6 号及び 7 号炉で共用する設計とする。
(61-3)(3)設計基準事故対処設備との多様性(設置許可基準規則第 43 条第 2 項三)(ⅰ)要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
ａ）5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）
対策本部の遮蔽，高気密室及び二酸化炭素吸収装置は，設計基準事故対処設備である 6 号及び 7 号炉中央制御室遮蔽と 100m 以上の離隔距離を確保した位
添 3.18-77

置的分散を図り，共通要因により同時に機能が損なわれることのない設計とする。
5 号炉屋外緊急連絡用インターフォンは,6 号及び 7 号炉の通信連絡設備とは離れた建屋に設置することで，共通要因によって同時に機能を損なわない
よう，位置的分散を図る設計とする。また，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）とは独立した設備構成とすることで，共通要因によって同時に機能を損なわない設計とする。
(61-2)ｂ）5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）
待機場所の遮蔽及び室内遮蔽は，設計基準事故対処設備である 6 号及び 7 号
炉中央制御室と 100m 以上の離隔距離を確保した位置的分散を図り，共通要因
により同時に機能が損なわれることのない設計とする。
(61-3)

添 3.18-78

3.18.2.3.3.3
設置許可基準規則第 43 条第 3 項への適合方針(1)容量(設置許可基準規則第 43 条第 3 項一)(ⅰ)要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量に加え，十分に余裕のある容量を有するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
ａ）5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）
対策本部の可搬型陽圧化空調機及び陽圧化装置(空気ボンベ)は，重大事故等が発生した場合において，対策要員の放射性被ばくを低減及び防止するとともに高気密室内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度を活動に支障がない範囲に維持するために必要な換気容量を有する設計とする。可搬型陽圧化空調機の保有数
は 1 台保管することに加え，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップとして 1 台保有する設計とする。また，陽圧化装置(空気ボンベ)の保有数
は 132 本保管することに加え，必要な余裕を考慮した設計とする。
対策本部の差圧計，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計及び対策本部内の居住環
境の基準値を上回る範囲を測定できるものを 1 個使用する。保有数は，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 個を加えた合計 2 個を分散して保管する設計とする。
可搬型エリアモニタ（対策本部）は，対策本部内の放射線量の測定が可能な測定範囲を持つものを 1 個使用する。保有数は，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 個を加えた合計 2 個を保管する設計とする。
(61-6)ｂ）5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）
待機場所の可搬型陽圧化空調機及び陽圧化装置(空気ボンベ)は，重大事故等が発生した場合において，対策要員の放射性被ばくを低減及び防止するとともに待機場所内の酸素濃度及び二酸化炭素濃度を活動に支障がない範囲に維持するために必要な換気容量を有する設計とする。可搬型陽圧化空調機の保有数
は 2 台保管することに加え，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップとして 1 台保有する設計とする。また，陽圧化装置(空気ボンベ)の保有数
は 1792 本保管することに加え，必要な余裕を考慮した設計とする。
待機場所の差圧計，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計及び待機場所内の居住環
境の基準値を上回る範囲を測定できるものを 1 個使用する。保有数は，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 個を加えた合計 2 個を分散して保管する設計とする。
可搬型エリアモニタ（待機場所）は，待機場所内の放射線量の測定が可能な測定範囲を持つものを 1 個使用する。保有数は，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 個を加えた合計 2 個を保管する設計とする。
(61-6)
添 3.18-79

(2)確実な接続(設置許可基準規則第 43 条第 3 項二)(ⅰ)要求事項
常設設備(発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。)と接続するものにあっては，当該常設設備と容易かつ確実に接続することができ，かつ，二以上の系統又は発電用原子炉施設が相互に使用することができるよう，接続部の規格の統一その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
ａ）5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）
対策本部の可搬型陽圧化空調機及び可搬型外気取入送風機との接続口は，簡便な接続とし一般的な工具で容易かつ確実に接続できる設計とする
酸素濃度計，二酸化炭素濃度計，差圧計及び可搬型エリアモニタは，他の設
備から独立して単独で使用可能なことにより，使用のための接続を伴わない設計とする。
陽圧化装置(空気ボンベ)は設置場所及び対策本部での弁の手動操作により速やかに対策本部の高気密室を陽圧化できる設計とする。
(61-4)ｂ）5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）
待機場所の可搬型陽圧化空調機の接続口は，簡便な接続とし，一般的な工具で容易かつ確実に接続できる設計とする。
待機場所の差圧計，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計及び可搬型エリアモニタ
は，他の設備から独立して単独で使用可能なことにより，使用のための接続を伴わない設計とする。
(61-4)(3)複数の接続口(設置許可基準規則第 43 条第 3 項三)(ⅰ)要求事項
常設設備と接続するものにあっては，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，可搬型重大事故等対処設備(原子炉建屋の外か
ら水又は電力を供給するものに限る。)の接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設けるものであること。

添 3.18-80

(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
ａ）5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）
対策本部の可搬型陽圧化空調機，可搬型外気取入送風機，陽圧化装置（空気ボンベ），差圧計，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計及び可搬型エリアモニタは，可搬型重大事故等対処設備(原子炉建屋の外から水又は電力を供給するものに限る。)に該当しないことから，対象外とする。
ｂ）5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）
待機場所の可搬型陽圧化空調機，陽圧化装置（空気ボンベ），差圧計，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計及び可搬型エリアモニタ（待機場所）は，可搬型重
大事故等対処設備(原子炉建屋の外から水又は電力を供給するものに限る。)に該当しないことから，対象外とする。

(4)設置場所(設置許可基準規則第 43 条第 3 項四)(ⅰ)要求事項
1. 想定される重大事故等が発生した場合において可搬型重大事故等対処設
備を設置場所に据え付け，及び常設設備と接続することができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
ａ）5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）
対策本部の可搬型陽圧化空調機，可搬型外気取入送風機，陽圧化装置（空気ボンベ），差圧計，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計及び可搬型エリアモニタは，
5 号炉原子炉建屋付属棟内に保管し，保管場所での操作可能な設計とする。
(61-3)ｂ）5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）
待機場所の可搬型陽圧化空調機，陽圧化装置（空気ボンベ），差圧計，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計及び可搬型エリアモニタは，保管場所で操作可能な設計とする。
(61-3)(5)保管場所(設置許可基準規則第 43 条第 3 項五)(ⅰ)要求事項
地震，津波その他の自然現象及び外部人為事象，又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管すること。

添 3.18-81

(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
ａ）5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）
対策本部の可搬型陽圧化空調機，可搬型外気取入送風機，陽圧化装置（空気ボンベ），差圧計，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計及び可搬型エリアモニタ（対策本部）は，風(台風)，竜巻，低温（凍結），降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象，火災・爆発（森林火災，近隣工場等の火災・爆発，
航空機墜落火災），有毒ガス，船舶の衝突及び電磁的障害に対して，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた5号炉原子炉建屋付属棟内に保管する設計とする。
(61-3)ｂ）5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）
待機場所の可搬型陽圧化空調機，陽圧化装置（空気ボンベ），差圧計，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計及び可搬型エリアモニタ（待機場所）は，風(台風)，
竜巻，低温（凍結），降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象，
火災・爆発（森林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機墜落火災），有毒ガ
ス，船舶の衝突及び電磁的障害に対して，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた5号炉原子炉建屋付属棟内に保管する設計とする。
(61-3)

添 3.18-82

(6)アクセスルートの確保(設置許可基準規則第 43 条第 3 項六)(ⅰ)要求事項想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，工場等内の道路及び通路が確保できるよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
ａ）5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）
対策本部の可搬型陽圧化空調機，可搬型外気取入送風機は，保管場所及び使用場所が対策本部近傍のため，重大事故等が発生した場合においても確実なア
クセスが可能な設計とする。
陽圧化装置（空気ボンベ）は，自然現象として考慮する津波，風(台風)，竜巻，低温（凍結），積雪，落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象による影
響及び外部人為事象として考慮する火災・爆発（森林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機墜落火災），有毒ガス，船舶の衝突及び電磁的障害に対して，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた 5 号炉原子炉建屋付属棟内に保管することで確実なアクセスが可能な設計とする。
差圧計，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計及び可搬型エリアモニタは，保管場
所及び使用場所が対策本部内であるため，重大事故等が発生した場合においても確実なアクセスが可能な設計とする。
(61-3)ｂ）5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）
待機場所の可搬型陽圧化空調機は，保管場所及び使用場所が待機場所近傍のため，重大事故等が発生した場合においても確実なアクセスが可能な設計とする。
陽圧化装置（空気ボンベ）は，自然現象として考慮する津波，風(台風)，竜巻，低温（凍結），積雪，落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象による影
響及び外部人為事象として考慮する火災・爆発（森林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機墜落火災），有毒ガス，船舶の衝突及び電磁的障害に対して，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた 5 号炉原子炉建屋付属棟内に保管することで確実なアクセスが可能な設計とする。
差圧計，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計及び可搬型エリアモニタは，保管場
所は対策本部で使用場所が待機場所内であるため，重大事故等が発生した場合においても確実なアクセスが可能な設計とする。
(61-3)

添 3.18-83

(7)設計基準事故対処設備及び常設重大事故等防止設備との多様性(設置許可基準
規則第 43 条第 3 項七)(ⅰ)要求事項
重大事故防止設備のうち可搬型のものは，共通要因によって，設計基準事故
対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設
重大事故防止設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
ａ）5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）
対策本部の可搬型陽圧化空調機，可搬型外気取入送風機及び陽圧化装置（空気ボンベ）は，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた 5 号炉原子炉建屋
付属棟内に保管するとともに，設計基準対象施設である 6 号及び 7 号炉中央制
御室換気空調設備と 100m 以上の離隔距離を確保した位置的分散を図り，同時に機能が損なわれることのない設計とする。
対策本部の差圧計，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計及び可搬型エリアモニタ
は，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた 5 号炉原子炉建屋付属棟に保管する設計とする。
(61-3)ｂ）5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）
待機場所の陽圧化装置（空気ボンベ）は，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた 5 号炉原子炉建屋内に保管するとともに，設計基準対象施設である
6 号及び 7 号炉中央制御室換気空調設備と 100m 以上の離隔距離を確保した位置的分散を図り，同時に機能が損なわれることのない設計とする。
待機場所の差圧計，酸素濃度計，二酸化炭素濃度計及び可搬型エリアモニタ
は，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた 5 号炉原子炉建屋内に保管す
る設計とする。
(61-3)

添 3.18-84

3.19 通信連絡を行うために必要な設備【62 条】【設置許可基準規則】（通信連絡を行うために必要な設備）
第六十二条 発電用原子炉施設には、重大事故等が発生した場合において当該発電用原子炉施設の内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な設備を設けなければならない。
（解釈）
１ 第６２条に規定する「発電用原子炉施設の内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な設備」とは、以下に掲げる措置又はこれと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
ａ）通信連絡設備は、代替電源設備（電池等の予備電源設備を含む。）からの給電を可能とすること。

添 3.19-1

3.19.1

設置許可基準規則第 62 条への適合方針
重大事故等が発生した場合において，発電所の内外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な通信連絡設備を設置又は保管する。

(1) 発電所内の通信連絡を行うための設備
重大事故等が発生した場合において，発電所内の通信連絡をする必要のある
場所と通信連絡を行うための通信連絡設備（発電所内），5 号炉原子炉建屋内緊
急時対策所へ重大事故等に対処するために必要なデータを伝送できる安全パラ
メータ表示システム（SPDS）及び計測等を行った特に重要なパラメータを発電
所内の必要な場所で共有するための通信連絡設備（発電所内）を設ける。
（i） 通信連絡設備（発電所内）（設置許可基準解釈の第 1 項ａ））
重大事故等が発生した場合において，発電所内の通信連絡をする必要のある
場所と通信連絡を行うための通信連絡設備（発電所内）として，衛星電話設備，
無線連絡設備及び携帯型音声呼出電話設備を設置又は保管する設計とする。
衛星電話設備のうち衛星電話設備（可搬型）及び無線連絡設備のうち無線連絡設備（可搬型）は，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に保管する設計とする。
携帯型音声呼出電話設備は，中央制御室及び5号炉原子炉建屋内緊急時対策
所内に保管する設計とする。
衛星電話設備のうち衛星電話設備（常設）及び無線連絡設備のうち無線連絡設備（常設）は，中央制御室及び5号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置
し，屋外に設置したアンテナと接続することにより，屋内で使用できる設計とする。また，衛星電話設備及び無線連絡設備のうち中央制御室内に設置する衛星電話設備（常設）及び無線連絡設備（常設）は，中央制御室待避室においても使用できる設計とする。
衛星電話設備及び無線連絡設備のうち中央制御室内に設置する衛星電話設備（常設）及び無線連絡設備（常設）は，非常用交流電源設備に加えて，全交流
動力電源が喪失した場合においても，代替電源設備である常設代替交流電源設
備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
衛星電話設備及び無線連絡設備のうち 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置する衛星電話設備（常設）及び無線連絡設備（常設）は，非常用交流電源設
備に加えて，全交流動力電源が喪失した場合においても，代替電源設備である 5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備からの給電が可能な設計とする。
衛星電話設備のうち衛星電話設備（可搬型），無線連絡設備のうち無線連絡設備（可搬型）及び携帯型音声呼出電話設備は，充電式電池又は乾電池を使用する設計とする。
充電式電池を用いるものについては，別の端末と交換することにより７日間
以上継続して通話を可能とし，使用後の充電式電池は，中央制御室又は 5 号炉
原子炉建屋内緊急時対策所の電源から充電することができる設計とする。
また，乾電池を用いるものについては，予備の乾電池と交換することにより，７日間以上継続して通話ができる設計とする。
添 3.19-2

主要な設備は，以下のとおりとする。
・衛星電話設備（常設）（5号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置するもの
は6号及び7号炉共用）
・衛星電話設備（可搬型）（6号及び7号炉共用）
・無線連絡設備（常設）（5号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置するもの
は6号及び7号炉共用）
・無線連絡設備（可搬型）（6号及び7号炉共用）
・携帯型音声呼出電話設備（携帯型音声呼出電話機）（5号炉原子炉建屋内
緊急時対策所内に設置するものは6号及び7号炉共用）
・常設代替交流電源設備（6号及び7号炉共用）（第一ガスタービン発電機）（3.14 電源設備【57条】）
・可搬型代替交流電源設備（6号及び7号炉共用）（電源車）（3.14 電源設備【57条】）
・5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備（6号及び7号炉共用）（3.18 緊急時対策所【61条】）
常設代替交流電源設備（第一ガスタービン発電機）については，「3.14 電源設備」に記載する。
可搬型代替交流電源設備（電源車）については，「3.14 電源設備」に記載する。
5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備は「3.18 緊急時対策所」に記載する。
その他，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処
設備（設計基準拡張）として使用する。
（ii） 安全パラメータ表示システム（SPDS）（設置許可基準解釈の第 1 項ａ））
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所へ重大事故等に対処するために必要なデータを伝送するための設備として，データ伝送装置，緊急時対策支援システム伝送装置及び SPDS 表示装置で構成する安全パラメータ表示システム（SPDS）を設置する設計とする。
安全パラメータ表示システム（SPDS）のうちデータ伝送装置は，コントロー
ル建屋内に設置し，緊急時対策支援システム伝送装置及びSPDS表示装置は，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置する設計とする。
安全パラメータ表示システム（SPDS）のうちデータ伝送装置は，非常用交流
電源設備に加えて，全交流動力電源が喪失した場合においても，代替電源設備
である常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
安全パラメータ表示システム（SPDS）のうち緊急時対策支援システム伝送装
置及びSPDS表示装置は，非常用交流電源設備に加えて，全交流動力電源が喪失した場合においても，代替電源設備である5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用
可搬型電源設備からの給電が可能な設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・安全パラメータ表示システム（SPDS）（データ伝送装置，緊急時対策支援システム伝送装置及びSPDS表示装置）
添 3.19-3

（緊急時対策支援システム伝送装置及びSPDS表示装置は6号及び7号炉共用）
・常設代替交流電源設備（6号及び7号炉共用）（第一ガスタービン発電機）（3.14 電源設備【57条】）
・可搬型代替交流電源設備（6号及び7号炉共用）（電源車）（3.14 電源設備【57条】）
・5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備（6号及び7号炉共用）（3.18 緊急時対策所【61条】）
常設代替交流電源設備（第一ガスタービン発電機）については，「3.14 電源設備」に記載する。
可搬型代替交流電源設備（電源車）については，「3.14 電源設備」に記載する。
5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備は「3.18 緊急時対策所」に記載する。
その他，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処
設備（設計基準拡張）として使用する。
（iii） 計測等を行った特に重要なパラメータを発電所内の必要な場所で共有する
通信連絡設備（発電所内）
計測等を行った特に重要なパラメータを発電所内の必要な場所で共有する通信連絡設備（発電所内）は，「3.19.1 設置許可基準規則第 62 条への適合方針（1）発電所内の通信連絡を行うための設備（ⅰ）通信連絡設備（発電所内）」と同じである。
(2) 発電所外との通信連絡を行うための設備
重大事故等が発生した場合において，発電所外（社内外）の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な通信連絡設備（発電所外），発電所内から発電所外の緊急時対策支援システム（ERSS）等へ必要なデータを伝送できるデータ伝送設備及び計測等を行った特に重要なパラメータを発電所外の必要な場所で共有するための通信連絡設備（発電所外）を設ける。
（i） 通信連絡設備（発電所外）（設置許可基準解釈の第 1 項ａ））
重大事故等が発生した場合において，発電所外（社内外）の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うための通信連絡設備（発電所外）として，衛星電話設備及び統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備を設置又は保管する設計とする。
衛星電話設備は，「3.19.1 設置許可基準規則第 62 条への適合方針 （1）発電所内の通信連絡を行うための設備（ⅰ）通信連絡設備（発電所内）」と同じである。
統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備は，5 号炉原子炉建屋内緊
急時対策所内に設置する設計とする。
統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備は，非常用交流電源設備に加えて，全交流動力電源が喪失した場合においても，代替電源設備である 5 号
炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備からの給電が可能な設計とする。
添 3.19-4

主要な設備は，以下のとおりとする。
・衛星電話設備（常設）（5号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置するもの
は6号及び7号炉共用）
・衛星電話設備（可搬型）（6号及び7号炉共用）
・統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備（テレビ会議システム，IP-電話機，IP-FAX）（6号及び7号炉共用）
・常設代替交流電源設備（6号及び7号炉共用）（第一ガスタービン発電機）（3.14 電源設備【57条】）
・可搬型代替交流電源設備（6号及び7号炉共用）（電源車）（3.14 電源設備【57条】）
・5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備（6号及び7号炉共用）（3.18 緊急時対策所【61条】）
常設代替交流電源設備（第一ガスタービン発電機）については，「3.14 電源設備」に記載する。
可搬型代替交流電源設備（電源車）については，「3.14 電源設備」に記載する。
5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備は「3.18 緊急時対策所」に記載する。
その他，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備を重大事故等対処設備（設計基準拡張）として使用する。
（ii） データ伝送設備（設置許可基準解釈の第 1 項ａ））
重大事故等が発生した場合において，発電所内から発電所外の緊急時対策支援システム（ERSS）等へ必要なデータを伝送できる設備として，緊急時対策支援システム伝送装置で構成するデータ伝送設備を設置する設計とする。
データ伝送設備は，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置する設計とする。なお，データ伝送設備を構成する緊急時対策支援システム伝送装置は，「3.19.1 設置許可基準規則第 62 条への適合方針（１）発電所内の通信連絡を行うための設備（ⅱ）安全パラメータ表示システム（SPDS）」と同じである。
（iii） 計測等を行った特に重要なパラメータを発電所外の必要な場所で共有する
通信連絡設備（発電所外）
計測等を行った特に重要なパラメータを発電所外の必要な場所で共有する
通信連絡設備（発電所外）は，「3.19.1 設置許可基準規則第 62 条への適合方
針（2）発電所外との通信連絡を行うための設備（ⅰ）通信連絡設備（発電所外）」と同じである。

添 3.19-5

3.19.2 重大事故等対処設備
3.19.2.1 発電所内の通信連絡を行うための設備
3.19.2.1.1 設備概要
通信連絡設備（発電所内）は，重大事故等が発生した場合において，発電所内の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うことを目的として設置するものである。
通信連絡設備（発電所内）は，携帯型音声呼出電話設備，無線連絡設備及び衛星電話設備により構成する。
安全パラメータ表示システム（SPDS）は，重大事故等に対処するために，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所へデータを伝送することを目的として設置するものである。
安全パラメータ表示システム（SPDS）は，データ伝送装置，緊急時対策支援システ
ム伝送装置及び SPDS 表示装置により構成する。
通信連絡設備全体の系統概要図を図 3.19-1，通信連絡設備に関する重大事故等対処設備一覧（発電所内の通信連絡）を表 3.19-1 に示す。
可搬設備である携帯型音声呼出電話設備，無線連絡設備（可搬型）及び衛星電話設
備（可搬型）は，保管場所から運搬し，人が携行して使用又は設置する設備であり，簡便な接続及び操作スイッチにより，確実に操作が可能な設計とする。
常設設備である無線連絡設備（常設），衛星電話設備（常設）及び安全パラメータ
表示システム（SPDS）のうち SPDS 表示装置は，操作スイッチにより，確実に操作が可能な設計とする。

添 3.19-6

発電所内 発電所外

衛星電話設備（可搬型）

無線連絡設備（可搬型）

衛星系回線 無線系回線

無線系回線

衛星系回線

６号炉
コントロール建屋等※

５号炉
原子炉建屋

中央制御室

５号炉
原子炉建屋内緊急時対策所(対策本部)

携帯型音声
呼出電話設備
携帯型音声
呼出電話機

衛星電話設備（常設）

無線連絡設備（常設）

衛星電話設備
（常設）

衛星系回線

無線系回線

無線連絡設備
（常設）

中央制御室
待避室

統
（ネ合
衛ッ原
星ト子
系ワ力
）ー防
ク災

統合原子力防災
ネットワークを用いた通信連絡設備
ＩＰ－電話機ＩＰ－ＦＡＸ

SPDS
表示装置

データ
伝送装置
携帯型音声
呼出電話機

中央制御室等制御盤

緊急時対策支援システム伝送装置

データ伝送設備
安全パラメータ表示システム(SPDS)

テレビ会議システム

衛星無線
通信装置

光ファイバ
通信伝送装置

有線系回線

統
（ネ合
有ッ原
線ト子
系ワ力
）ー防
ク災

(待機場所)
携帯型音声
呼出電話設備
携帯型音声
呼出電話機

携帯型音声
呼出電話機

※:７号炉も同様

図 3.19-1

通信連絡設備の系統概要図
添 3.19-7・電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則
第 57 条に対する設計方針を示す章）」及び「3.18 緊急時対策所（設置許可基準規則第 61 条に対する設計方針を
示す章）
」で示す。

表 3.19-1
設備区分

主要設備

通信連絡設備に関する重大事故等対処設備一覧（発電所内の通信連絡）
設備名① 携帯型音声呼出電話設備【可搬】②無線連絡設備（常設）【常設】③無線連絡設備（可搬型）【可搬】④衛星電話設備（常設）【常設】⑤衛星電話設備（可搬型）【可搬】⑥安全パラメータ表示システム（SPDS）【常設】－附属設備
水源（水源に関する流路，－
電源設備を含む）
無線連絡設備（屋外アンテナ）【常設】②流路
衛星電話設備（屋外アンテナ）【常設】④(伝送路)
無線通信装置【常設】⑥
有線（建屋内）【常設】①②④⑥
注水先－
常設代替交流電源設備②④⑥
第一ガスタービン発電機【常設】軽油タンク【常設】タンクローリ（16kL）【可搬】
第一ガスタービン発電機用燃料タンク【常設】第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】可搬型代替交流電源設備②④⑥
電源車【可搬】※1
電源設備
軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備【可搬】②～⑥
可搬ケーブル【可搬】②～⑥
負荷変圧器【常設】②～⑥
交流分電盤【常設】②～⑥
燃料補給設備軽油タンク【常設】②～⑥
タンクローリ（4kL）【可搬】②～⑥計装設備－※1：単線結線図を補足説明資料 62-2 に示す。
電源設備のうち，常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備及び燃料補給
設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。また，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備，可搬ケーブル，負荷変圧器及び交流分電盤については「3.18 緊急時対策所（設置許可基準規則第 61 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

添 3.19-8

3.19.2.1.2 主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
(1)携帯型音声呼出電話設備（6 号及び 7 号炉共用）兼用する設備は以下のとおり。
・緊急時対策所
設備名
使用回線
個数
使用場所
保管場所

：携帯型音声呼出電話機：有線系回線：１式：5 号炉原子炉建屋地上 3 階（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所）：5 号炉原子炉建屋地上 3 階（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所）(2)携帯型音声呼出電話設備
設備名
使用回線
個数
使用場所
保管場所

：携帯型音声呼出電話機：有線系回線：１式：原子炉建屋地下 3 階及び地下 1 階，地上 1 階
コントロール建屋地上 2 階,地下 1 階(6 号炉のみ)：コントロール建屋地上 2 階（中央制御室）(3)無線連絡設備（6 号及び 7 号炉共用）兼用する設備は以下のとおり。
・緊急時対策所
設備名
使用回線
個数
取付箇所

：無線連絡設備（常設）：無線系回線：１式：5 号炉原子炉建屋地上 3 階（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所）

設備名
使用回線
個数
使用場所
保管場所

：無線連絡設備（可搬型）：無線系回線：１式：屋外：5 号炉原子炉建屋地上 3 階（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所）(4)無線連絡設備
兼用する設備は以下のとおり。
・中央制御室
設備名
使用回線
個数
取付箇所

：無線連絡設備（常設）：無線系回線
：１式：コントロール建屋地上 2 階（中央制御室）
添 3.19-9

(5)衛星電話設備（6 号及び 7 号炉共用）兼用する設備は以下のとおり。
・緊急時対策所
設備名
使用回線
個数
取付箇所

：衛星電話設備（常設）：衛星系回線：１式：5 号炉原子炉建屋地上 3 階（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所）

設備名
使用回線
個数
使用場所
保管場所

：衛星電話設備（可搬型）：衛星系回線：１式：屋外：5 号炉原子炉建屋地上 3 階（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所）(6)衛星電話設備
兼用する設備は以下のとおり。
・中央制御室
設備名
使用回線
個数
取付箇所

：衛星電話設備（常設）：衛星系回線
：１式：コントロール建屋地上 2 階（中央制御室）(7)安全パラメータ表示システム（SPDS）
兼用する設備は以下のとおり。
・計装設備
・緊急時対策所
設備名
使用回線
個数
取付箇所

：データ伝送装置：有線系回線，無線系回線：１式：6 号炉 コントロール建屋地上 1 階
7 号炉 コントロール建屋地上 1 階

設備名
使用回線
個数
取付箇所

：緊急時対策支援システム伝送装置：有線系回線，無線系回線：１式（6 号及び 7 号炉共用）：5 号炉原子炉建屋地上 3 階（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所）

設備名
個数
取付箇所

：SPDS 表示装置
：１式（6 号及び 7 号炉共用）：5 号炉原子炉建屋地上 3 階（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所）

添 3.19-10

3.19.2.1.3 設置許可基準規則第 43 条第１項への適合方針
3.19.2.1.3.1 通信連絡設備（発電所内）に関する設置許可基準規則第 43 条第１項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
携帯型音声呼出電話設備は，可搬型であり，中央制御室及び 5 号炉原子炉建
屋内緊急時対策所内に保管し，原子炉建屋，コントロール建屋及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置する設備であることから，想定される重大事故等時における原子炉建屋原子炉区域内及びその他建屋内の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，表 3.19-2 に示す設計とする。
無線連絡設備（常設）は，中央制御室及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置する設備であることから，想定される重大事故等時における中央制御室及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所のそれぞれの環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，表 3.19-3 に示す設計とする。
無線連絡設備（可搬型）は，可搬型であり，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
内に保管し，屋外で使用する設備であることから，想定される重大事故等時における屋外及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，表 3.19-4 に示す設計とする。また，人が携行して使用が可能な設計とする。
衛星電話設備（常設）は，中央制御室及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置する設備であることから，想定される重大事故等時における中央制御室及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所のそれぞれの環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，表 3.19-5 に示す設計とする。
衛星電話設備（可搬型）は，可搬型であり，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策
所内に保管し，屋外で使用する設備であることから，想定される重大事故等時における屋外及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，表 3.19-6 に示す設計とする。また，人が携行して使用が可能な設計とする。

添 3.19-11

表 3.19-2 想定する環境条件及び荷重条件（携帯型音声呼出電話設備）考慮する外的事象
対応
原子炉建屋，コントロール建屋及び 5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所で想定される温度，圧力，湿度及び放射線
温度・圧力・湿度・ 条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
放射線
また，保管場所である中央制御室及び 5 号炉原子炉建屋
内緊急時対策所で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による影響
海水を通水する系
統への影響

地震

風（台風）・積雪

電磁的障害

屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
海水を通水することはない。
保管場所である中央制御室及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所で想定される地震動に対し，転倒防止措置等を行う。使用場所である原子炉建屋，コントロール建屋及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所において，人が携行して使用することから，地震による影響は受けない。
中央制御室及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に保管し，使用場所である原子炉建屋，コントロール建屋及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所において，人が携行して使用することから，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。
(62-3-2,62-3-3,62-3-5～9,62-3-13)

添 3.19-12

表 3.19-3 想定する環境条件及び荷重条件（無線連絡設備（常設））考慮する外的事象
対応
中央制御室及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所で想定
温度・圧力・湿度・される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる
放射線
性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受影響けない。
海水を通水する系
海水を通水することはない。
統への影響
適切な地震荷重との組み合わせを考慮した上で機器が損
地震
傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）。
風（台風）・積雪
電磁的障害
表 3.19-4

中央制御室及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。

重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。
（62-3-2,62-3-3,62-3-12）
想定する環境条件及び荷重条件（無線連絡設備（可搬型））

考慮する外的事象

対応

屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
温度・圧力・湿度・また，保管場所である 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
放射線で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による
影響

降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対策及び凍結対策を行う設計とする。

海水を通水する系
統への影響

海水を通水することはない。

地震

保管場所である 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所で想定される地震動に対し，転倒防止措置等を行う。使用場所である屋外において，人が携行して使用することから，地震による影響は受けない。

風（台風）・積雪5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に保管し，使用場所である屋外において，人が携行して使用することから，風（台風）及び積雪の影響は受けない。

電磁的障害

重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。
(62-3-2,62-3-13)

添 3.19-13

表 3.19-5

想定する環境条件及び荷重条件（衛星電話設備（常設））考慮する外的事象

対応

中央制御室及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所で想定
温度・圧力・湿度・される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる
放射線
性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による影響

屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。

海水を通水する系
統への影響

海水を通水することはない。

地震

適切な地震荷重との組み合わせを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）。

風（台風）・積雪

中央制御室及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。

電磁的障害

重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。
（62-3-2,62-3-3,62-3-12）

表 3.19-6

想定する環境条件及び荷重条件（衛星電話設備（可搬型））

考慮する外的事象

対応

屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
温度・圧力・湿度・また，保管場所である 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
放射線で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による
影響

降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対策及び凍結対策を行う設計とする。

海水を通水する系
統への影響

海水を通水することはない。

地震

風（台風）・積雪
電磁的障害

保管場所である 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所で想定される地震動に対し，転倒防止措置等を行う。使用場所である屋外において，人が携行して使用することから，地震による影響は受けない。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に保管し，使用場所
である屋外において，人が携行して使用することから，
風（台風）及び積雪の影響は受けない。
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。
（62-3-2,62-3-13）

添 3.19-14

(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
中央制御室内に保管する携帯型音声呼出電話機は，人が携行して使用が可能な設計とし，想定される重大事故等時において，保管場所である中央制御室から携帯型音声呼出電話機を運搬し，専用接続箱が設置してある場所において，携帯型音声呼出電話機と専用接続箱をケーブルで接続することにより，中央制
御室（通信連絡が必要な場所）と確実に通信連絡が可能な設計とする。
通信連絡を行うための操作をするにあたり，運転員及び緊急時対策要員の操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，携帯型音声呼出電話機の呼出ボタンを押し（スイッチ操作），中央制御室（通信連絡が必要な場所）の携帯型音声呼出電話機の呼び出しベルを鳴らすことにより，確実に通話の開始が可能な設計とする。操作が必要な対象機器について表 3.19-7 に示す。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に保管する携帯型音声呼出電話機は，人が携行して使用が可能な設計とし，想定される重大事故等時において，保管場所である 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所から携帯型音声呼出電話機を運搬し，専用接続箱が設置してある場所において，携帯型音声呼出電話機と専用接続箱をケーブルで接続することにより 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）（通信連絡が必要な場所）と確実に通信連絡が可能な設計とする。
通信連絡を行うための操作をするにあたり，運転員及び緊急時対策要員の操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，携帯型音声呼出電話機の呼出ボタンを押し（スイッチ操作），5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）（通信連絡が必要な場所）の携帯型音声呼出電話機の呼び出しベルを鳴らすことにより，確実に通話の開始が可能な設計とする。操作が必要な対象機器について表 3.19-8 に示す。
無線連絡設備（常設）は，通信連絡を行うための操作をするにあたり，運転員及び緊急時対策要員の操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，想定される重大事故等時において，設置場所である中央制御室（中央制御室待避室含む）及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内において，電源スイッチを入れ（スイッチ操作），通話ボタンを押す（スイッチ操作）ことにより，通信連絡をする必要のある場所と確実に通信連絡が可能な設計とする。操作が必要な対象機器について表 3.19-9 に示す。
無線連絡設備（可搬型）は，通信連絡を行うための操作をするにあたり，運転員及び緊急時対策要員の操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，想定される重大事故等時において，保管場所である 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所から無線連絡設備（可搬型）を運搬し，電源スイッチを入れ（スイッチ操作），通話ボタンを押す（スイッチ操作）ことにより，屋外から通信連絡をす
添 3.19-15

る必要のある場所と確実に通信連絡が可能な設計とする。操作が必要な対象機器について表 3.19-10 に示す。
衛星電話設備（常設）は，通信連絡を行うための操作をするにあたり，運転員及び緊急時対策要員の操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，想定される重大事故等時において，設置場所である中央制御室（中央制御室待避室含む）及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内において，一般の電話機と同様の操作（スイッチ操作）することにより，通信連絡をする必要のある場所と確実に通信連絡が可能な設計とする。操作が必要な対象機器について表
3.19-11 に示す。
衛星電話設備（可搬型）は，通信連絡を行うための操作をするにあたり，運転員及び緊急時対策要員の操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，想定される重大事故等時において，保管場所である 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所から衛星電話設備（可搬型）を運搬し，電源スイッチを入れ（スイッチ操作），一般の携帯型電話機と同様の操作（スイッチ操作）により，屋外から通信連絡をする必要のある場所と確実に通信連絡が可能な設計とする。操作が必要な対象機器について表 3.19-12 に示す。

添 3.19-16

表 3.19-7 操作対象機器（携帯型音声呼出電話設備(保管場所：中央制御室)）
機器名称

状態の変化

操作場所

操作方法

携帯型音声呼出電話機－

コントロール建屋内
中央制御室

運搬・設置

携帯型音声呼出電話機

ケーブル接続コントロール建屋内
中央制御室

人力接続

携帯型音声呼出電話機

起動・停止（通信連絡）

コントロール建屋内
スイッチ操作
中央制御室

携帯型音声呼出電話機－

原子炉建屋内・コントロール建屋内

運搬・設置

携帯型音声呼出電話機

ケーブル接続原子炉建屋内・コントロール建屋内

人力接続

携帯型音声呼出電話機

起動・停止
原子炉建屋内・（通信連絡） コントロール建屋内

スイッチ操作(62-8-2)

表 3.19-8 操作対象機器（携帯型音声呼出電話設備(保管場所：5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所)）
機器名称

状態の変化

操作場所

操作方法

携帯型音声呼出電話機－

5 号炉原子炉建屋
地上 3 階

運搬・設置

携帯型音声呼出電話機

ケーブル接続5 号炉原子炉建屋
地上 3 階人力接続

携帯型音声呼出電話機

起動・停止（通信連絡）

5 号炉原子炉建屋
地上 3 階スイッチ操作(62-8-2)

添 3.19-17

表 3.19-9

操作対象機器（無線連絡設備（常設））

機器名称

状態の変化

無線連絡設備（常設）

起動・停止（通信連絡）

無線連絡設備（常設）

起動・停止（通信連絡）

表 3.19-10

操作場所

操作方法

コントロール建屋内
中央制御室
スイッチ操作（中央制御室待避室含む）
5 号炉原子炉建屋内
スイッチ操作緊急時対策所（62-8-3）

操作対象機器（無線連絡設備（可搬型））

機器名称

状態の変化

操作場所

操作方法

無線連絡設備（可搬型）－

5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所

運搬・設置

無線連絡設備（可搬型）

起動・停止（通信連絡）

屋外

スイッチ操作(62-8-5)

表 3.19-11

操作対象機器（衛星電話設備（常設））

機器名称

状態の変化

衛星電話設備（常設）

起動・停止（通信連絡）

衛星電話設備（常設）

起動・停止（通信連絡）

表 3.19-12

操作場所

操作方法

コントロール建屋内
中央制御室
スイッチ操作（中央制御室待避室含む）
5 号炉原子炉建屋内
スイッチ操作緊急時対策所（62-8-3）

操作対象機器（衛星電話設備（可搬型））

機器名称

状態の変化

操作場所

操作方法

衛星電話設備（可搬型）－

5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所

運搬・設置

衛星電話設備（可搬型）

起動・停止（通信連絡）

屋外

スイッチ操作(62-8-5)

添 3.19-18

(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
携帯型音声呼出電話設備は，表 3.19-13 に示すように発電用原子炉の運転中
又は停止中に機能・性能試験として，通話通信の確認が可能な設計とする。また，外観検査として，外観の確認が可能な設計とする。
無線連絡設備（常設）及び無線連絡設備（可搬型）は，表 3.19-14 に示すよ
うに発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能試験として，通話通信の確認が可能な設計とする。また，外観検査として，外観の確認が可能な設計とする。
衛星電話設備（常設）及び衛星電話設備（可搬型）は，表 3.19-15 に示すよ
うに発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能試験として，通話通信の確認が可能な設計とする。また，外観検査として，外観の確認が可能な設計とする。
表 3.19-13
発電用原子炉の
状態
運転中又は
停止中

携帯型音声呼出電話設備の試験及び検査項目

内容

機能・性能試験 通話通信の確認
外観検査

外観の確認
(62-5-2～4)

表 3.19-14

無線連絡設備（常設）及び無線連絡設備（可搬型）の試験及び検査

発電用原子炉の
状態
運転中又は
停止中

項目

内容

機能・性能試験 通話通信の確認
外観検査

外観の確認
(62-5-2,62-5-5～7)

添 3.19-19

表 3.19-15

衛星電話設備（常設）及び衛星電話設備（可搬型）の試験及び検査

発電用原子炉の
状態
運転中又は
停止中

項目

内容

機能・性能試験 通話通信の確認
外観検査

外観の確認
(62-5-2,62-5-8,62-5-9)

添 3.19-20

(4) 切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
携帯型音声呼出電話設備は,想定される重大事故等時において他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。
(62-4-3)
無線連絡設備（常設）は，中央制御室待避室で使用する場合，切り替えられる設計とする。
中央制御室における無線連絡設備（常設）の切替えについては，運転員が炉心の著しい損傷が発生した場合において，中央制御室待避室で使用する場合，切替スイッチを操作することにより，速やかに切り替えられる設計とする。また，切替えは，運転員１名で行い，1 分程度での対応が可能な設計とする。
無線連絡設備（可搬型）は, 想定される重大事故等時において他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。
(62-4-3～5)
衛星電話設備（常設）は，想定される重大事故等時において他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。
衛星電話設備（可搬型）は,想定される重大事故等時において他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。
(62-4-3～6,62-4-8)

添 3.19-21

(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
携帯型音声呼出電話設備は，専用通信線を用いることにより送受話器及び電力保安通信用電話設備に対して分離された構成とする。
また，想定される重大事故等時において，設計基準対象施設として使用する
場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで，送受話器及び電力保安通信用電話設備に対して悪影響を及ぼさない設計とする。
(62-4-3)
無線連絡設備（常設）は，専用のケーブル及び屋外アンテナを用いることにより，送受話器及び電力保安通信用電話設備から分離された構成とする。
また，想定される重大事故等時において，設計基準対象施設として使用する
場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで，送受話器及び電力保安通信用電話設備に対して悪影響を及ぼさない設計とする。
無線連絡設備（可搬型）は，他の設備と独立して単独で使用可能とし，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
(62-4-3)
中央制御室内に設置する衛星電話設備（常設）は，想定される重大事故等時において，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで，送受話器及び電力保安通信用電話設備に対して悪影響を及ぼさない設計とする。
また，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置する衛星電話設備（常設）は，想定される重大事故等時において，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで，送受話器，電力
保安通信用電話設備，テレビ会議システム（社内向），専用電話設備及び衛星電話設備（社内向）に対して悪影響を及ぼさない設計とする。
衛星電話設備（可搬型）は，他の設備と独立して単独で使用可能とし，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
(62-4-3,62-4-6,62-4-8)

添 3.19-22

(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設
置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
中央制御室内に保管する携帯型音声呼出電話機の設置場所，操作場所を表
3.19-16 に示す。このうち，コントロール建屋地上 2 階の中央制御室及びコントロール建屋地下 1 階で操作する携帯型音声呼出電話機は，操作場所の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。
原子炉建屋地下 1 階で操作する携帯型音声呼出電話機は，原子炉建屋内の原
子炉区域外で操作することから，操作場所の放射線量が高くなるおそれが少な
いため操作が可能である。
原子炉建屋地下３階及び地上 1 階で操作する携帯型音声呼出電話機は，原子
炉建屋原子炉区域内で操作することから，操作場所の放射線量が高くなるおそれがあるが，人が携行して使用する設備であるため，操作する場合は，放射線量を確認して，適切な放射線防護の対策を行い，作業安全を確認した上で操作が可能である。また，原子炉建屋内に中継ケーブルを敷設して携帯型音声呼出電話機を使用する場合は，放射線量を確認して，適切な放射線防護の対策を行い，作業安全を確認した上で操作が可能である。
なお，対策を行った上でも操作場所の放射線量が高く通信連絡ができない場
合は，放射線量が高くなるおそれが少ない別の設置場所に移動することにより操作が可能である。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に保管する携帯型音声呼出電話機の設置場所，操作場所を表 3.19-17 に示す。5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内で操作する携帯型音声呼出電話機は，操作場所の放射線量が高くなるおそれが少な
いため操作が可能である。
無線連絡設備（常設）の設置場所，操作場所を表 3.19-18 に示す。無線連絡設備（常設）は，中央制御室（中央制御室待避室含む）及び 5 号炉原子炉建屋
内緊急時対策所内に設置及び操作し，操作場所の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。
無線連絡設備（可搬型）の設置場所，操作場所を表 3.19-19 に示す。無線連絡設備（可搬型）は，屋外で操作し，操作場所の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。
衛星電話設備（常設）の設置場所，操作場所を表 3.19-20 に示す。衛星電話設備（常設）は，中央制御室（中央制御室待避室含む）及び 5 号炉原子炉建屋
内緊急時対策所内に設置及び操作し，操作場所の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。
衛星電話設備（可搬型）の設置場所，操作場所を表 3.19-21 に示す。衛星電添 3.19-23

話設備（可搬型）は，屋外で操作し，操作場所の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。

添 3.19-24

表 3.19-16 操作対象機器設置場所（携帯型音声呼出電話設備(保管場所：中央制御室)）
機器名称

設置場所

操作場所

携帯型音声呼出電話機

コントロール建屋
地上 2 階コントロール建屋
地上 2 階 中央制御室

携帯型音声呼出電話機

コントロール建屋
地下 1 階（6 号炉）

コントロール建屋
地下 1 階（6 号炉）

携帯型音声呼出電話機

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

携帯型音声呼出電話機

原子炉建屋地下 1 階

原子炉建屋地下 1 階

携帯型音声呼出電話機

原子炉建屋地上 1 階

原子炉建屋地上 1 階(62-3-2,62-3-3,62-3-5～9,62-8-2)
表 3.19-17 操作対象機器設置場所（携帯型音声呼出電話設備(保管場所：5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所)）
機器名称

設置場所

携帯型音声呼出電話機

5 号炉原子炉建屋
地上 3 階操作場所
5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所(62-3-2,62-3-13,62-8-2)

表 3.19-18

操作対象機器設置場所（無線連絡設備（常設））

機器名称

設置場所

無線連絡設備（常設）
無線連絡設備（常設）

表 3.19-19

コントロール建屋
地上 2 階操作場所
コントロール建屋
地上 2 階 中央制御室（中央制御室待避室含む）

5 号炉原子炉建屋
5 号炉原子炉建屋内
地上 3 階緊急時対策所（62-3-2,62-3-3,62-3-12,62-8-3,62-8-4）

操作対象機器設置場所（無線連絡設備（可搬型））

機器名称

設置場所

無線連絡設備（可搬型） 屋外

操作場所
屋外(62-3-13,62-8-5)

添 3.19-25

表 3.19-20

操作対象機器設置場所（衛星電話設備（常設））

機器名称

設置場所

操作場所

衛星電話設備（常設）

コントロール建屋
地上 2 階コントロール建屋
地上 2 階 中央制御室（中央制御室待避室含む）

衛星電話設備（常設）5 号炉原子炉建屋
地上 3 階

5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所（62-3-2,62-3-3,62-3-12,62-8-3）

表 3.19-21

操作対象機器設置場所（衛星電話設備（可搬型））

機器名称

設置場所

衛星電話設備（可搬型） 屋外

操作場所
屋外(62-3-13,62-8-5)

添 3.19-26

3.19.2.1.3.2 安全パラメータ表示システム（SPDS）に関する設置許可基準規則第 43 条
第１項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
安全パラメータ表示システム（SPDS）のうちデータ伝送装置は，コントロー
ル建屋内に設置する設備であることから，想定される重大事故等時における，コントロール建屋の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，表 3.19-22 に示す設計とする。
また，安全パラメータ表示システム（SPDS）のうち緊急時対策支援システム
伝送装置及び SPDS 表示装置は，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置する設備であることから，想定される重大事故等時における，5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，表 3.19-23 に示す設計とする。
（62-3-2,62-3-4,62-3-12）
表 3.19-22

想定する環境条件及び荷重条件（データ伝送装置）

考慮する外的事象

対応

温度・圧力・湿度・
放射線

コントロール建屋内で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。

屋外の天候による影響

屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。

海水を通水する系統への影響

海水を通水することはない。

地震

適切な地震荷重との組み合わせを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）。

風（台風）・積雪

コントロール建屋内に設置するため，風（台風）及び積
雪の影響は受けない。

電磁的障害

重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

添 3.19-27

表 3.19-23 想定する環境条件及び荷重条件（緊急時対策支援システム伝送装置及び SPDS 表示装置）考慮する外的事象

対応

温度・圧力・湿度・
放射線

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した
機器を使用する。

屋外の天候による影響

屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。

海水を通水する系統への影響

海水を通水することはない。

地震

適切な地震荷重との組み合わせを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）。

風（台風）・積雪5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。

電磁的障害

重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

添 3.19-28

(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
安全パラメータ表示システム（SPDS）のうちデータ伝送装置及び緊急時対策
支援システム伝送装置は，常時伝送を行うため，通常操作を必要としない設計とする。
また，安全パラメータ表示システム（SPDS）のうち SPDS 表示装置は，電源，
通信ケーブルは接続されており，各パラメータを監視するにあたり，運転員及び緊急時対策要員の操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。想定される重大事故等が発生した場合において，設置場所である 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所において，一般のコンピュータと同様に電源スイッチを入れ（スイッチ操作），操作（スイッチ操作）することにより，確実に各パラメータを監視することが可能な設計とする。操作が必要な対象機器について表 3.19-24 に示す。
表 3.19-24 操作対象機器（SPDS 表示装置）
機器名称

状態の変化

操作場所

操作方法

SPDS 表示装置

起動・停止（パラメータ監視）5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所

スイッチ操作(62-8-6)

添 3.19-29

(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
安全パラメータ表示システム（SPDS）は，表 3.19-25 に示すように発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能試験として，機能（データの表示及び伝送）の確認が可能な設計とする。また，外観検査として，外観の確認が可能な設計とする。
表 3.19-25
発電用原子炉の
状態
運転中又は
停止中

安全パラメータ表示システム（SPDS）の試験及び検査項目

内容

機能・性能試験 機能（データの表示及び伝送）の確認
外観検査

外観の確認
(62-5-14,62-5-15)

添 3.19-30

(4) 切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
安全パラメータ表示システム（SPDS）は,想定される重大事故等時において，他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。
(62-4-9)

添 3.19-31

(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
安全パラメータ表示システム（SPDS）は，想定される重大事故等時において，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
(62-4-9)(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設
置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
安全パラメータ表示システム（SPDS）のうち操作が必要である SPDS 表示装
置の設置場所，操作場所を表 3.19-26 に示す。SPDS 表示装置は，5 号炉原子炉
建屋内緊急時対策所内に設置及び操作し，操作場所の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。
表 3.19-26
機器名称
SPDS 表示装置

操作対象機器設置場所（SPDS 表示装置）
設置場所
5 号炉原子炉建屋
地上 3 階添 3.19-32

操作場所
5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所(62-3-2,62-3-12)

3.19.2.1.4 設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合方針
3.19.2.1.4.1 通信連絡設備（発電所内）に関する設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 2 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
無線連絡設備（常設）は，設計基準対象施設として必要となる台数を設置す
る設計とする。
また，想定される重大事故等時，対応する送受話器及び電力保安通信用電話設備が使用できない状況において，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所と屋外の操作・作業に係る必要な連絡を行うために使用する場合，有効性評価における各重大事故シーケンスで使用する場合の必要な台数を設置する設計とする。
(62-6-4,62-6-10)
衛星電話設備（常設）は，設計基準対象施設として必要となる台数を設置す
る設計とする。
また，想定される重大事故等時，発電所内の通信連絡をする台数として，対応する送受話器及び電力保安通信用電話設備が使用できない状況において，中央制御室と 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所との操作・作業に係る必要な連絡を行うために必要な台数を設置する設計とする。
また，想定される重大事故等時，発電所外の通信連絡をする台数として，対応する衛星電話設備（社内向）及び専用電話設備が使用できない状況において，統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備を含めて，5 号炉原子炉建
屋内緊急時対策所内に必要な台数，有効性評価における各重大事故シーケンスで使用する場合の必要な台数を設置する設計とする。
(62-6-4,62-6-6,62-6-10)

添 3.19-33

(2) 共用の禁止（設置許可基準規則第 43 条第 2 項二）(ⅰ) 要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置する無線連絡設備（常設）は，号
炉の区分けなく通信連絡することで，必要な情報（相互のプラント状況，運転員の対応状況等）を共有・考慮しながら，総合的な管理（事故処置を含む。）を行うことができ，安全性の向上が図れることから，6 号及び 7 号炉で共用する設計とする。
また，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置する無線連絡設備（常設）は，共用により悪影響を及ぼさないよう，6 号及び 7 号炉に必要な容量を確保するとともに，号炉の区分けなく通信連絡が可能な設計とする。
なお，中央制御室内に設置する無線連絡設備（常設）は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置する衛星電話設備（常設）は，号
炉の区分けなく通信連絡することで，必要な情報（相互のプラント状況，運転員の対応状況等）を共有・考慮しながら，総合的な管理（事故処置を含む。）を行うことができ，安全性の向上が図れることから，6 号及び 7 号炉で共用する設計とする。
また，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置する衛星電話設備（常設）は，共用により悪影響を及ぼさないよう，6 号及び 7 号炉に必要な容量を確保するとともに，号炉の区分けなく通信連絡が可能な設計とする。
なお，中央制御室内に設置する衛星電話設備（常設）は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。

添 3.19-34

(3) 設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 2 項三）(ⅰ) 要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
常設重大事故防止設備及び常設重大事故緩和設備に該当する無線連絡設備（常設）の電源は，同様の機能を持つ送受話器及び電力保安通信用電話設備と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，第一ガスタービン発電機，電源車及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備からの給電により使用することで，表 3.19-27 で示すとおり，非常用ディーゼル発電機及び充電器（蓄電池）からの給電により使用する送受話器及び電力保安通信用電話設備
に対して多様性を有する設計とする。また，無線連絡設備（常設）は，中央制御室及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置することで，表 3.19-27 で示すとおり，送受話器及び電力保安通信用電話設備と共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
主要設備の設置場所については，外部からの衝撃による損傷の防止が図られたコントロール建屋地上 2 階及び 5 号炉原子炉建屋地上 3 階に設置し，送受話器及び電力保安通信用電話設備の主要設備はコントロール建屋地下 2 階，5 号
炉原子炉建屋地上 3 階，廃棄物処理建屋地下 1 階（6 号炉）及び地上 1 階（7 号炉）に設置することにより位置的分散を図り，共通要因によって,同時に機能を喪失しない設計とする。
無線連絡設備（常設）の独立性については，表 3.19-28 で示すとおり，地震，
津波，火災及び溢水により同時に故障することを防止するために独立性を確保する設計とする。

添 3.19-35

重大事故防止設備でも重大事故緩和設備でもない常設重大事故等対処設備に該当する衛星電話設備（常設）は，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた中央制御室及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置する。
また，共通要因によって，同様の機能を持つ送受話器，電力保安通信用電話
設備，テレビ会議システム（社内向），専用電話設備及び衛星電話設備（社内向）と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，コントロール建屋地上 2 階，
5 号炉原子炉建屋地上 3 階に設置し，表 3.19-29，表 3.19-30 及び表 3.19-31
で示すとおり，多様性を確保し，頑健性を持たせた設計とする。

添 3.19-36

表 3.19-27

無線連絡設備（常設）の多様性又は位置的分散（１／２）(中央制御室)重大事故防止設備
及び重大事故緩和設備

設計基準対象施設
項目
送受話器

電力保安通信用
電話設備

無線連絡設備
（常設）

ポンプ

不要

不要

不要

水源

不要

不要

不要

駆動用空気

不要

不要

不要

潤滑油

不要

不要

不要

冷却水

不要

不要

不要

充電器
（蓄電池）

非常用
ディーゼル
発電機

充電器
（蓄電池）

常設代替交流可搬型代替交電源設備
流電源設備（第一ガスター（電源車）
ビン発電機）

廃棄物処理建屋
地下 1 階

屋外（原子炉建屋
電源車第一設置場所又は第二設置場所）

駆動電源
コントロール
建屋
地下 2 階

流路
（伝送路）

主要設備
設置場所

原子炉建屋
地上 1 階

屋外（7 号炉タービ
ン建屋南側）

発電所内

発電所内

発電所内

有線系回線

有線系回線

無線系回線

制御装置

交換機

無線連絡設備（常設）

コントロール建屋
地下 2 階

廃棄物処理建屋
地下 1 階（6 号炉），
地上 1 階（7 号炉）

コントロール建屋
地上 2 階添 3.19-37

表 3.19-27

無線連絡設備（常設）の多様性又は位置的分散（２／２）（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所）
重大事故防止設備
及び重大事故緩和設備

設計基準対象施設
項目
送受話器

電力保安通信用
電話設備

無線連絡設備
（常設）

ポンプ

不要

不要

不要

水源

不要

不要

不要

駆動用空気

不要

不要

不要

潤滑油

不要

不要

不要

冷却水

不要

不要

不要

充電器
（蓄電池）

駆動電源

流路
（伝送路）

主要設備
設置場所

コントロール
建屋
地下 2 階

非常用
ディーゼル
発電機

充電器
（蓄電池）

代替交流電源設備（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備）

原子炉建屋
地上１階

廃棄物処理
建屋
地下 1 階，5 号炉原子炉
建屋地上 3 階

屋外（5 号炉東側保管場所）

発電所内

発電所内

発電所内

有線系回線

有線系回線

無線系回線

制御装置

交換機

無線連絡設備（常設）

コントロール
建屋
地下 2 階

廃棄物処理建屋
地下 1 階（6 号炉），
地上 1 階（7 号炉），
5 号炉原子炉建屋
地上 3 階

5 号炉
原子炉建屋
地上 3 階添 3.19-38

表 3.19-28
項目

地震

共通
要因
故障

津波

無線連絡設備（常設）の設計基準対象施設との独立性
設計基準対象施設

重大事故防止設備
及び重大事故緩和設備

送受話器及び
電力保安通信用電話設備

無線連絡設備（常設）－

中央制御室及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置する無線連絡設備（常設）は，使用する屋外アンテナ及び屋外アンテ
ナまでの有線（ケーブル）を含め，基準地
震動 Ss で機能維持できる設計とすること
で，基準地震動 Ss が共通要因となり必要な通信連絡の機能が喪失しない設計とする。

－

無線連絡設備（常設）を設置する中央制
御室及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所
は，基準津波が到達しない位置に設置することで，津波が共通要因となり必要な通信連絡の機能が喪失しない設計とする。

火災

設計基準対象施設である送受話器及び電力保安通信用電話設備と，重大事故防止設備及び重大事故緩和設備である無線連絡設備（常設）は，火災が共通要因となり故障することのない設計とする（「共-7 重大事故等対処設備の内部火災に対する防護方針について」に示す）。

溢水

設計基準対象施設である送受話器及び電力保安通信用電話設備と，重大事故防止設備及び重大事故緩和設備である無線連絡設備（常設）は，溢水が共通要因となり故障することのない設計とする（「共-8 重大事故等対処設備の内部溢水に対する防護方針について」に示す）。

（62-2-2～6）(62-3-2,62-3-3,62-3-10～12,62-10-14)（62-4-3）

添 3.19-39

表 3.19-29

衛星電話設備（常設）の多様性又は位置的分散（発電所内）（１／２）（中央制御室）防止でも緩和でもない
重大事故等対処設備

設計基準対象施設
項目
送受話器

電力保安通信用
電話設備

衛星電話設備
（常設）

ポンプ

不要

不要

不要

水源

不要

不要

不要

駆動用空気

不要

不要

不要

潤滑油

不要

不要

不要

冷却水

不要

不要

不要

充電器
（蓄電池）

非常用ディーゼ
ル発電機

充電器
（蓄電池）

常設代替交流可搬型代替交電源設備
流電源設備（第一ガスター（電源車）
ビン発電機）

廃棄物処理建屋
地下 1 階

屋外（原子炉建屋
電源車第一設置場所又は第二設置場所）

駆動電源
コントロール
建屋
地下 2 階

流路
（伝送路）

主要設備
設置場所

原子炉建屋
地上 1 階

屋外（7 号炉タービ
ン建屋南側）

発電所内

発電所内

発電所内

有線系回線

有線系回線

衛星系回線
（通信事業者回線）

制御装置

交換機

衛星電話設備（常設）

コントロール建屋
地下 2 階

廃棄物処理建屋
地下 1 階（6 号炉），
地上 1 階（7 号炉）

コントロール建屋
地上 2 階添 3.19-40

表 3.19-29

衛星電話設備（常設）の多様性又は位置的分散（発電所内）（２／２）（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所）
防止でも緩和でもない
重大事故等対処設備

設計基準対象施設
項目
送受話器

電力保安通信用
電話設備

衛星電話設備
（常設）

ポンプ

不要

不要

不要

水源

不要

不要

不要

駆動用空気

不要

不要

不要

潤滑油

不要

不要

不要

冷却水

不要

不要

不要

充電器
（蓄電池）

駆動電源

流路
（伝送路）

主要設備
設置場所

コントロール
建屋
地下 2 階

非常用
ディーゼル
発電機

充電器
（蓄電池）

代替交流電源設備（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備）

原子炉建屋
地上 1 階

廃棄物処理
建屋
地下１階，
5 号炉原子炉
建屋地上 3 階

屋外（5 号炉東側保管場所）

発電所内

発電所内

発電所内

有線系回線

有線系回線

衛星系回線
（通信事業者回線）

制御装置

交換機

衛星電話設備（常設）

コントロール建屋
地下 2 階

廃棄物処理建屋
地下 1 階（6 号炉），
地上 1 階（7 号炉），
5 号炉原子炉建屋
地上 3 階

5 号炉
原子炉建屋
地上 3 階添 3.19-41

表 3.19-30

衛星電話設備（常設）の多様性又は位置的分散（発電所外）（１／２）（中央制御室）防止でも緩和でもない
重大事故等対処設備

設計基準対象施設
項目

テレビ会議
システム
(社内向)

専用電話設備衛星電話設備（社内向）

衛星電話設備（常設）

ポンプ

不要

不要

不要

不要

水源

不要

不要

不要

不要

駆動用空気

不要

不要

不要

不要

潤滑油

不要

不要

不要

不要

冷却水

不要

不要

不要

不要

乾電池

非常用
ディーゼル
発電機

常設代替交流可搬型代替交電源設備
流電源設備（第一ガスター（電源車）
ビン発電機）

非常用
ディーゼル
発電機
駆動電源

流路
（伝送路）

主要設備
設置場所

原子炉建屋
地上 1 階

原子炉建屋
地上 3 階

原子炉建屋
地上 1 階

屋外
屋外（原子炉建屋（7 号炉タービ 電源車第一設ン建屋南側） 置場所又は第二設置場所）

発電所外

発電所外

発電所外

発電所外

有線系回線
有線系回線
（電力保安
（通信事業者
通信用回線）
回線）

衛星系回線（通信事業者
回線）

衛星系回線（通信事業者回線）

テレビ会議
システム
(社内向)

専用電話設備衛星電話設備（社内向）

衛星電話設備（常設）

5 号炉
原子炉建屋
地上 3 階

5 号炉
原子炉建屋
地上 3 階

5 号炉
原子炉建屋
地上 3 階コントロール建屋
地上 2 階添 3.19-42

表 3.19-30

衛星電話設備（常設）の多様性又は位置的分散（発電所外）（２／２）（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所）
防止でも緩和でもない
重大事故等対処設備

設計基準対象施設
項目

テレビ会議
システム
(社内向)

専用電話設備衛星電話設備（社内向）

衛星電話設備（常設）

ポンプ

不要

不要

不要

不要

水源

不要

不要

不要

不要

駆動用空気

不要

不要

不要

不要

潤滑油

不要

不要

不要

不要

冷却水

不要

不要

不要

不要

非常用
ディーゼル
発電機

乾電池

非常用
ディーゼル
発電機

代替交流電源設備（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備）

原子炉建屋
地上 1 階

原子炉建屋
地上 3 階

原子炉建屋
地上 1 階

屋外（5 号炉東側保管場所）

発電所外

発電所外

発電所外

発電所外

有線系回線
有線系回線
（電力保安
（通信事業者
通信用回線）
回線）

衛星系回線（通信事業者
回線）

衛星系回線（通信事業者回線）

駆動電源

流路
（伝送路）

主要設備
設置場所

テレビ会議
システム
(社内向)

専用電話設備衛星電話設備（社内向）

衛星電話設備（常設）

5 号炉
原子炉建屋
地上 3 階

5 号炉
原子炉建屋
地上 3 階

5 号炉
原子炉建屋
地上 3 階

5 号炉
原子炉建屋
地上 3 階添 3.19-43

表 3.19-31

衛星電話設備（常設）の頑健性防止でも緩和でもない重大事故等対処設備
衛星電話設備（常設）

衛星電話設備（常設）は，耐震性を有するコントロール建屋及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置し，使用する屋外アンテナ及び屋外アンテナまでの有線（ケーブル）を含
め，基準地震動 Ss で機能維持できる設計とすることで，基準地震動 Ss が共通要因となり必要な通信連絡の機能が喪失しない設計とする。

（62-2-2～8）（62-3-2,62-3-3,62-3-10～12,62-3-14）（62-4-3,62-4-6,62-4-8）

添 3.19-44

3.19.2.1.4.2

安全パラメータ表示システム（SPDS）に関する設置許可基準規則第 43 条
第 2 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 2 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
安全パラメータ表示システム（SPDS）は，設計基準対象施設として必要となるデータ量を伝送することができる設計とする。
また，想定される重大事故等時において，発電所内の通信連絡をする必要のある場所に必要なデータ量を伝送することができる設計とする。
安全パラメータ表示システム（SPDS）のうち SPDS 表示装置は，5 号炉原子炉
建屋内緊急時対策所内に一式を設置し，故障時及び保守点検時のバックアップ
用として，自主的に一式を保管する設計とする。
（62-6-11～32）

添 3.19-45

(2) 共用の禁止（設置許可基準規則第 43 条第 2 項二）(ⅰ) 要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
安全パラメータ表示システム（SPDS）は，号炉の区分けなく通信連絡することで，必要な情報（相互のプラント状況，運転員の対応状況等）を共有・考慮しながら，総合的な管理（事故処置を含む。）を行うことができ，安全性の向上が図れることから，6 号及び 7 号炉で共用する設計とする。
また，安全パラメータ表示システム（SPDS）は，共用により悪影響を及ぼさないよう，6 号及び 7 号炉に必要な容量を確保するとともに，号炉の区分けなく通信連絡が可能な設計とする。

添 3.19-46

(3) 設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 2 項三）(ⅰ) 要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
重大事故防止設備でも重大事故緩和設備でもない常設重大事故等対処設備に該当する安全パラメータ表示システム（SPDS）は，外部からの衝撃による損傷の防止が図られたコントロール建屋及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置する。
また，共通要因によって，その機能が損なわれるおそれがないよう，表 3.1932 及び表 3.19-33 に示すとおり，多様性を確保し，頑健性を持たせた設計とする。

添 3.19-47

表 3.19-32

安全パラメータ表示システム（SPDS）の多様性又は位置的分散防止でも緩和でもない重大事故等対処設備
データ
伝送設備

安全パラメータ表示システム（SPDS）

項目

データ
伝送装置

SPDS
表示装置

緊急時対策支援システム伝送装置

ポンプ

不要

不要

不要

水源

不要

不要

不要

駆動用空気

不要

不要

不要

潤滑油

不要

不要

不要

冷却水

不要

不要

不要

無停電
常設代替交
電源装置
非常用
可搬型代
流電源設備
(6 号炉)， ディーゼ
替交流電
（第一ガス
充電器
ル
源設備
タービン発
(蓄電池） 発電機
（電源車）
電機）
(7 号炉）

非常用ディーゼル発電機

代替交流
電源設備
（5 号炉原子炉
建屋内緊急時対策所用可搬型
電源設備）

原子炉建屋
地上 1 階

屋外（5 号炉東側保
管場所）

駆動電源
コントロー
ル
建屋
地下 1 階

流路
（伝送路）

主要設備
設置場所

屋外
屋外
（原子炉建
原子炉建
（7 号炉タ 屋電源車第屋ービン建屋 一設置場所
地上 1 階南側） 又は第二設
置場所）
発電所内 建屋間

－

発電所内
建屋間

発電所外

有線系回線

－

有線系回線

有線系回線

無線系回線

－

無線系回線

衛星系回線

データ
伝送装置

SPDS
表示装置

コントロール建屋
地上 1 階添 3.19-48

緊急時対策支援システム伝送装置
5 号炉原子炉建屋
地上 3 階表 3.19-33

安全パラメータ表示システム（SPDS）の頑健性防止でも緩和でもない重大事故等対処設備
安全パラメータ表示システム（SPDS）

安全パラメータ表示システム（SPDS）のうち，データ伝送装置は，耐震性を有するコントロール建屋内に設置し，使用する無線通信装置及び屋外アンテナ，無線通信装置及び屋外アンテナまでの有線（ケーブル）を含め，基準地震動 Ss で機能維持できる設計とする。
安全パラメータ表示システム（SPDS）のうち，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置する緊急時対策支援システム伝送装置及び SPDS 表示装置は，基準地震動 Ss で機能維持できる設計とする。

（62-2-2～4,62-2-7）（62-3-2,62-3-4,62-3-12）（62-4-9）

添 3.19-49

3.19.2.1.5 設置許可基準規則第 43 条第 3 項への適合方針
3.19.2.1.5.1 通信連絡設備（発電所内）に関する設置許可基準規則第 43 条第 3 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 3 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量に加え，十分に余裕のある容量を有するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
可搬設備である携帯型音声呼出電話機は，想定される重大事故等時，送受話器及び電力保安通信用電話設備が使用できない状況において，発電所内の建屋内で必要な通信連絡を行うために必要な台数を保管する設計とする。
中央制御室内に保管する携帯型音声呼出電話機は，有効性評価における各重大事故シーケンスで使用する場合の必要な台数と故障時及び保守点検時のバッ
クアップ用を加え，一式を保管する設計とする。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に保管する携帯型音声呼出電話機は，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の対策本部と待機場所間の通信連絡に必要な台数と故障時及び保守点検時のバックアップ用を加え，一式を保管する設計とする。
(62-6-4,62-6-9)
無線連絡設備（可搬型）は，想定される重大事故等時，送受話器及び電力保安通信用電話設備が使用できない状況において，屋外と 5 号炉原子炉建屋内緊
急時対策所の操作・作業に係る必要な連絡を行うために使用する場合，有効性評価における各重大事故シーケンスで使用する場合の必要な台数と故障時及び保守点検時のバックアップ用を加え，一式を保管する設計とする。
(62-6-4,62-6-10)
衛星電話設備（可搬型）は，想定される重大事故等時，送受話器，電力保安
通信用電話設備，テレビ会議システム（社内向），専用電話設備及び衛星電話設
備（社内向）が使用できない状況において，発電所内及び発電所外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な台数と故障時及び保守点
検時のバックアップ用を加え，一式を保管する設計とする。
(62-6-4,62-6-6)

添 3.19-50

(2) 確実な接続（設置許可基準規則第 43 条第 3 項二）(ⅰ) 要求事項
常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。）と接続するものにあっては，当該常設設備と容易かつ確実に接続することができ，かつ，二以上の系統又は発電用原子炉施設が相互に使用することができるよう，接続部の規格の統一その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
携帯型音声呼出電話設備は，端末である携帯型音声呼出電話機と中継用ケーブルドラム及び専用接続箱内の端子の接続を簡便な端子接続とし，接続規格を統一することにより，使用場所において確実に接続できる設計とする。また，乾電池等の交換も含め容易に操作ができるとともに，通信連絡をする必要のある場所と確実に通信連絡ができる設計とする。
携帯型音声呼出電話機と専用接続箱との接続については，必要に応じて敷設する中継用ケーブルドラムを使用することを可能な設計とし，専用接続箱との接続と同様，確実及び簡便な接続が可能な設計とする。
(62-8-2)
無線連絡設備（可搬型）及び衛星電話設備（可搬型）は，常設設備と接続せず使用可能な設計とする。

添 3.19-51

(3) 複数の接続口（設置許可基準規則第 43 条第 3 項三）(ⅰ) 要求事項
常設設備と接続するものにあっては，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外か
ら水又は電力を供給するものに限る。）の接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設けるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
可搬設備である携帯型音声呼出電話機は，原子炉建屋の外から水又は電力を供給する設備ではなく，中央制御室と建屋内の必要のある場所との間で必要な通信連絡を行うことを目的として設置する。
無線連絡設備（可搬型）及び衛星電話設備（可搬型）は，常設設備と接続せず充電式電池からの給電により使用可能な設計とする。

添 3.19-52

(4) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項四）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において可搬型重大事故等対処設備を設置場所に据え付け，及び常設設備と接続することができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
中央制御室内に保管する携帯型音声呼出電話機の設置場所，操作場所のうち，コントロール建屋地上 2 階の中央制御室及びコントロール建屋地下 1 階で操作する携帯型音声呼出電話機は，操作場所の放射線量が高くなるおそれが少ない
ため操作が可能である。
原子炉建屋地下 1 階で操作する携帯型音声呼出電話機は，原子炉建屋内の原
子炉区域外で操作することから，操作場所の放射線量が高くなるおそれが少な
いため操作が可能である。
原子炉建屋地下３階及び地上 1 階で操作する携帯型音声呼出電話機は，原子
炉建屋原子炉区域内で操作することから，操作場所の放射線量が高くなるおそれがあるが，人が携行して使用する設備であるため，操作する場合は，放射線量を確認して，適切な放射線防護の対策を行い，作業安全を確認した上で操作が可能である。また，原子炉建屋内に中継ケーブルを敷設して携帯型音声呼出電話機を使用する場合は，放射線量を確認して，適切な放射線防護の対策を行い，作業安全を確認した上で操作が可能である。
なお，対策を行った上でも操作場所の放射線量が高く通信連絡ができない場
合，放射線量が高くなるおそれが少ない別の設置場所に移動することにより操作が可能である。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に保管する携帯型音声呼出電話機は，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置及び操作し，操作場所の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。
(62-3-2,62-3-3,62-3-5～9)
無線連絡設備（可搬型）及び衛星電話設備（可搬型）は，屋外で操作し，操作場所の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。
(62-3-2,62-3-13)

添 3.19-53

(5) 保管場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項五）(ⅰ) 要求事項
地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロ
リズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管すること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
携帯型音声呼出電話設備は,地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮し，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた中央制御室及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に保管し，送受話器，電力保安通信用電話設備，無線連絡設備（常設）及び衛星電話設備（常設）と位置的分散を図る設計とする。
(62-3-2,62-3-3,62-3-5～14)
無線連絡設備（可搬型）は,地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮し,外部からの衝撃による損傷の防止が図られた 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に保管し，送受話器，電力保安通信用電話設備，無線連絡設備（常設）及び衛星電話設備（常設）と位置的分散を図る設計とする。
(62-3-2,62-3-3,62-3-10～14)
衛星電話設備（可搬型）は,地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮し，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に保管し，送受話器，電力保安通信用電話設備，テレビ会議システム（社内向），専用電話設備，衛星電話設
備（社内向），無線連絡設備（常設），衛星電話設備（常設）及び統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備と位置的分散を図る設計とする。
(62-3-2,62-3-3,62-3-10～14)

添 3.19-54

(6) アクセスルートの確保（設置許可基準規則第 43 条第 3 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，工場等内の道路及び通路が確保できるよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
携帯型音声呼出電話設備は，中央制御室及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策
所内に保管し,人が運搬及び携行し，建屋内で使用することが可能な設計とする。
(62-7-5～12)
無線連絡設備（可搬型）及び衛星電話設備（可搬型）は，5 号炉原子炉建屋
内緊急時対策所内に保管し, 人が運搬及び携行し，屋外で使用することが可能な設計とする。
(62-7-2～4)

添 3.19-55

(7) 設計基準事故対処設備及び常設重大事故防止設備との多様性（設置許可基準規則
第 43 条第 3 項七）(ⅰ) 要求事項
重大事故防止設備のうち可搬型のものは，共通要因によって，設計基準事故
対処設備の安全機能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設
重大事故防止設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
可搬型重大事故等対処設備に該当する携帯型音声呼出電話設備の電源は，同様の機能を持つ送受話器及び電力保安通信用電話設備と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，乾電池等を使用することで，表 3.19-34 で示すとおり，非常用ディーゼル発電機又は充電器（蓄電池）からの給電により使用する送受話器及び電力保安通信用電話設備に対して多様性を有する設計とする。また，携帯型音声呼出電話設備は，中央制御室及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に保管することで，表 3.19-34 で示すとおり，送受話器及び電力保安通
信用電話設備と共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
主要設備の設置場所については，外部からの衝撃による損傷の防止が図られたコントロール建屋地上 2 階，5 号炉原子炉建屋地上 3 階に保管し，送受話器
及び電力保安通信用電話設備の主要設備はコントロール建屋地下 2 階，5 号炉
原子炉建屋地上 3 階，廃棄物処理建屋地下 1 階（6 号炉）及び地上 1 階（7 号炉）に設置することにより位置的分散を図り，共通要因によって，同時に機能を喪失しない設計とする。
携帯型音声呼出電話設備の独立性については，表 3.19-35 で示すとおり，地震，津波，火災，溢水により同時に故障することを防止するために独立性を確保する設計とする。
無線連絡設備（可搬型）の電源は，同様の機能を持つ送受話器及び電力保安
通信用電話設備と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，充電式電池を使用することで，表 3.19-36 で示すとおり非常用ディーゼル発電機又は充電器（蓄電池）からの給電により使用する送受話器及び電力保安通信用電話設備
に対して多様性を有する設計とする。また，無線連絡設備（可搬型）は，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に保管することで，表 3.19-36 で示すとおり送受話器及び電力保安通信用電話設備と共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
主要設備の設置場所については，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた 5 号炉原子炉建屋地上 3 階に保管し，送受話器及び電力保安通信用電話設備の主要設備はコントロール建屋地下 2 階，5 号炉原子炉建屋地上 3 階，廃棄物処理建屋地下 1 階（6 号炉）及び地上 1 階（7 号炉）に設置することにより位置的分散を図り，共通要因によって，同時に機能を喪失しない設計とする。
添 3.19-56

無線連絡設備（可搬型）の独立性については，表 3.19-37 で示すとおり，地震，津波，火災及び溢水により同時に故障することを防止するために独立性を確保する設計とする。
重大事故防止設備でも重大事故緩和設備でもない可搬型重大事故等対処設備に該当する衛星電話設備（可搬型）は，共通要因によって，同様の機能を持つ
送受話器，電力保安通信用電話設備，テレビ会議システム（社内向），専用電話設備及び衛星電話設備（社内向）と同時にその機能が損なわれるおそれがない
よう，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた 5 号炉原子炉建屋地上 3 階に保管し，表 3.19-38，表 3.19-39 及び表 3.19-40 で示すとおり，多様性を確保し，頑健性を持たせた設計とする。

添 3.19-57

表 3.19-34

携帯型音声呼出電話設備の多様性又は位置的分散
重大事故防止設備
及び重大事故緩和設備

設計基準対象施設
項目
送受話器

電力保安通信用電話設備

携帯型音声呼出
電話設備

ポンプ

不要

不要

不要

水源

不要

不要

不要

駆動用空気

不要

不要

不要

潤滑油

不要

不要

不要

冷却水

不要

不要

不要

駆動電源

流路
（伝送路）

主要設備
設置場所

充電器
（蓄電池）

非常用ディーゼル
発電機

充電器
（蓄電池）

乾電池（本体内蔵）

コントロール
建屋
地下 2 階

原子炉
建屋
地上 1 階

廃棄物処理
建屋
地下 1 階,5 号炉原子炉
建屋地上 3 階コントロール建屋
地上 2 階,5 号炉原子炉
建屋地上 3 階

発電所内

発電所内

発電所内

有線系回線

有線系回線

有線系回線

制御装置

交換機

携帯型音声
呼出電話機

コントロール建屋
地下 2 階

廃棄物処理建屋
地下 1 階（6 号炉），
地上 1 階（7 号炉），
5 号炉原子炉建屋
地上 3 階コントロール建屋
地上 2 階，5 号炉原子炉建屋
地上 3 階（保管場所）

添 3.19-58

表 3.19-35

携帯型音声呼出電話設備

設計基準対象施設との独立性

設計基準対象施設

重大事故防止設備
及び重大事故緩和設備

送受話器及び
電力保安通信用電話設備

携帯型音声呼出電話設備

項目

共通
要因
故障

地震

－

津波

－

コントロール建屋，原子炉建屋及び5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置又は保管する携帯型音声呼出電
話設備は，使用する専用通信線及び専用接続箱を含め，基準地震動 Ss で機能維持できる設計とすることで，基準地震動 Ss が共通要因となり必要な通信連絡の機能が喪失しない設計とする。
携帯型音声呼出電話設備を設置又は保管するコントロール建屋，原子炉建屋及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，基準津波が到達しない位置に設置することで，津波が共通要因となり必要な通信連絡の機能が喪失しない設計とする。

火災

設計基準対象施設である送受話器及び電力保安通信用電話設備と，重大事故防止設備及び重大事故緩和設備である携帯型音声呼出電話設備
は，火災が共通要因となり故障することのない設計とする（「共-7 重大事故等対処設備の内部火災に対する防護方針について」に示す）。

溢水

設計基準対象施設である送受話器及び電力保安通信用電話設備と，重大事故防止設備及び重大事故緩和設備である携帯型音声呼出電話設備
は，溢水が共通要因となり故障することのない設計とする（「共-8 重大事故等対処設備の内部溢水に対する防護方針について」に示す）。

(62-2-2～6)(62-3-2,62-3-3,62-3-5～11,62-3-13,62-3-14)(62-4-3)

添 3.19-59

表 3.19-36

無線連絡設備（可搬型）の多様性又は位置的分散
重大事故防止設備
及び重大事故緩和設備

設計基準対象施設
項目
送受話器

電力保安通信用
電話設備

無線連絡設備（可搬型）

ポンプ

不要

不要

不要

水源

不要

不要

不要

駆動用空気

不要

不要

不要

潤滑油

不要

不要

不要

冷却水

不要

不要

不要

充電器
（蓄電池）

非常用
ディーゼル
発電機

充電器
（蓄電池）

原子炉建屋
地上 1 階

廃棄物処理建屋
地下 1 階,5 号炉原子炉
建屋地上 3 階

駆動電源
コントロール
建屋地下 2 階

流路
（伝送路）

主要設備
設置場所

充電式電池（本体内蔵）

発電所内

発電所内

発電所内

有線系回線

有線系回線

無線系回線

制御装置

交換機

無線連絡設備（可搬型）

コントロール建屋
地下 2 階

廃棄物処理建屋
地下 1 階（6 号炉），
地上 1 階（7 号炉），
5 号炉原子炉建屋
地上 3 階

5 号炉原子炉建屋
地上 3 階（保管場所）

添 3.19-60

表 3.19-37

無線連絡設備（可搬型）の設計基準対象施設との独立性
設計基準対象施設

重大事故防止設備
及び重大事故緩和設備

送受話器及び
電力保安通信用電話設備

無線連絡設備（可搬型）－設置場所である屋外において，人が携行して使用することから，地震による影響は受けない。
また，耐震性が確保された 5 号炉
原子炉建屋内緊急時対策所内に保管
し，基準地震動 Ss で機能維持できる設計とすることで，基準地震動 Ss が共通要因となり必要な通信連絡の機
能が喪失しない設計とする。

－

無線連絡設備（可搬型）を保管する
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，基準津波が到達しない位置に設置することで，津波が共通要因となり必要な通信連絡の機能が喪失しない設計
とする。

項目

地震

共通
要因
故障

津波

火災

設計基準対象施設である送受話器及び電力保安通信用電話設備と，重大事故防止設備及び重大事故緩和設備である無線連絡設備（可搬型）は，火災が共通要因となり故障することのない設計とする（「共-7 重大事故等対処設備の内部火災に対する防護方針について」に示す）。

溢水

設計基準対象施設である送受話器及び電力保安通信用電話設備と，重大事故防止設備及び重大事故緩和設備である無線連絡設備（可搬型）は，溢水が共通要因となり故障することのない設計とする（「共-8 重大事故等対処設備の内部溢水に対する防護方針について」に示す）。

（62-2-2～6）（62-3-2,62-3-10,62-3-11,62-3-13,62-3-14）（62-4-3）

添 3.19-61

表 3.19-38

衛星電話設備（可搬型）の多様性又は位置的分散（発電所内）防止でも緩和でもない
重大事故等対処設備

設計基準対象施設
項目
送受話器

電力保安通信用
電話設備

衛星電話設備（可搬型）

ポンプ

不要

不要

不要

水源

不要

不要

不要

駆動用空気

不要

不要

不要

潤滑油

不要

不要

不要

冷却水

不要

不要

不要

充電器
（蓄電池）

非常用
ディーゼル
発電機

充電器
（蓄電池）

原子炉建屋
地上 1 階

廃棄物処理建屋
地下 1 階,5 号炉原子炉
建屋地上 3 階

駆動電源
コントロール
建屋地下 2 階

流路
（伝送路）

主要設備
設置場所

充電式電池（本体内蔵）

発電所内

発電所内

発電所内

有線系回線

有線系回線

衛星系回線
（通信事業者回線）

制御装置

交換機

衛星電話設備（可搬型）

コントロール建屋
地下 2 階

廃棄物処理建屋
地下 1 階（6 号炉），
地上 1 階（7 号炉），
5 号炉原子炉建屋
地上 3 階

5 号炉原子炉建屋
地上 3 階（保管場所）

添 3.19-62

表 3.19-39

衛星電話設備（可搬型）の多様性又は位置的分散（発電所外）防止でも緩和でもない
重大事故等対処設備

設計基準対象施設
項目

テレビ会議
システム
(社内向)

専用電話設備衛星電話設備（社内向）

衛星電話設備（可搬型）

ポンプ

不要

不要

不要

不要

水源

不要

不要

不要

不要

駆動用空気

不要

不要

不要

不要

潤滑油

不要

不要

不要

不要

冷却水

不要

不要

不要

不要

非常用
ディーゼル
発電機

乾電池

非常用
ディーゼル
発電機

駆動電源

流路
（伝送路）

充電式電池（本体内蔵）
原子炉
建屋
地上 1 階

原子炉
建屋
地上 3 階

原子炉
建屋
地上 1 階

発電所外

発電所外

発電所外

発電所外

有線系回線
（電力保安
通信用回線）

有線系回線（通信事業者
回線）

衛星系回線（通信事業者
回線）

衛星系回線（通信事業者回線）

テレビ会議
システム
(社内向)

専用電話設備衛星電話設備（社内向）

衛星電話設備（可搬型）

5 号炉
原子炉建屋
地上 3 階

5 号炉
原子炉建屋
地上 3 階

5 号炉
原子炉建屋
地上 3 階

5 号炉原子炉建屋
地上 3 階（保管場所）

主要設備
設置場所

添 3.19-63

表 3.19-40

衛星電話設備（可搬型）の頑健性防止でも緩和でもない重大事故等対処設備
衛星電話設備（可搬型）設置場所である屋外において，人が携行して使用することから，地震による影響は受けない。
また，耐震性が確保された 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に保管し，基準地震動 Ss
で機能維持できる設計とする。

(62-2-2～8)(62-3-2,62-3-10,62-3-11,62-3-13,62-3-14)(62-4-3,62-4-6,62-4-8)

添 3.19-64

3.19.2.2 発電所外との通信連絡を行うための設備
3.19.2.2.1
設備概要
通信連絡設備（発電所外）は，想定される重大事故等時において，発電所外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うことを目的として設置するものである。
通信連絡設備（発電所外）は，衛星電話設備及び統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備により構成する。
データ伝送設備は，想定される重大事故等時において，発電所内から発電所外の緊急時対策支援システム（ERSS）等へ必要なデータを伝送することを目的として設置するものである。
データ伝送設備は，緊急時対策支援システム伝送装置により構成する。
通信連絡設備全体の系統概要図を図 3.19-1，通信連絡設備に関する重大事故等対処
設備一覧（発電所外の通信連絡）を表 3.19-41 に示す。
可搬設備である衛星電話設備（可搬型）は，保管場所から運搬し，人が携行して使用又は設置する設備であり，操作スイッチにより，確実に操作が可能な設計とする。
常設設備である衛星電話設備（常設）及び統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備は，操作スイッチにより，確実に操作が可能な設計とする。

添 3.19-65

表 3.19-41
設備区分
主要設備

附属設備

通信連絡設備に関する重大事故等対処設備一覧（発電所外の通信連絡）
設備名①衛星電話設備（常設）【常設】②衛星電話設備（可搬型）【可搬】③統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備【常設】④データ伝送設備【常設】
－

水源（水源
に関する流
－
路，電源設
備を含む）
衛星電話設備（屋外アンテナ）【常設】①流路
衛星無線通信装置【常設】③(伝送路)
有線（建屋内）【常設】①③④
注水先－
常設代替交流電源設備①
第一ガスタービン発電機【常設】軽油タンク【常設】タンクローリ（16kL）【可搬】
第一ガスタービン発電機用燃料タンク【常設】第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】可搬型代替交流電源設備①
電源車【可搬】※1
電源設備
軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備【可搬】①②③④
可搬ケーブル【可搬】①②③④
負荷変圧器【常設】①②③④
交流分電盤【常設】①②③④
燃料補給設備軽油タンク【常設】①②③④
タンクローリ（4kL）【可搬】①②③④
計装設備－※1：単線結線図を補足説明資料 62-2 に示す。
電源設備のうち，常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備及び燃料補給
設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。また，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備，可搬ケーブル，負荷変圧器及び交流分電盤については「3.18 緊急時対策所（設置許可基準規則第 61 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

添 3.19-66

3.19.2.2.2
主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
(1) 衛星電話設備（6 号及び 7 号炉共用）兼用する設備は以下のとおり。
・緊急時対策所
設備名
使用回線
個数
取付箇所

：衛星電話設備（常設）：衛星系回線：１式：5 号炉原子炉建屋地上 3 階（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所）

設備名
使用回線
個数
使用場所
保管場所

：衛星電話設備（可搬型）：衛星系回線：１式：屋外：5 号炉原子炉建屋地上 3 階（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所）(2) 衛星電話設備
兼用する設備は以下のとおり。
・中央制御室
設備名
使用回線
個数
取付箇所

：衛星電話設備（常設）：衛星系回線
：１式：コントロール建屋地上 2 階（中央制御室）(3) 統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備
兼用する設備は以下のとおり。
・緊急時対策所
設備名
使用回線
個数
取付箇所

：テレビ会議システム：有線系回線，衛星系回線：１式（6 号及び 7 号炉共用）：5 号炉原子炉建屋地上 3 階（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所）

設備名
使用回線
個数
取付箇所

：IP-電話機：有線系回線，衛星系回線：１式（6 号及び 7 号炉共用）：5 号炉原子炉建屋地上 3 階（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所）
添 3.19-67

設備名
使用回線
個数
取付箇所

：IP-FAX：有線系回線，衛星系回線：１式（6 号及び 7 号炉共用）：5 号炉原子炉建屋地上 3 階（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所）(4) データ伝送設備
設備名
使用回線
個数
取付箇所

：緊急時対策支援システム伝送装置：有線系回線，衛星系回線：１式（6 号及び 7 号炉共用）：5 号炉原子炉建屋地上 3 階（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所）

添 3.19-68

3.19.2.2.3 設置許可基準規則第 43 条第１項への適合方針
3.19.2.2.3.1 通信連絡設備（発電所外）に関する設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針
通信連絡設備（発電所外）のうち，衛星電話設備に対する設置許可基準規則第43 条第１項への適合方針は，「3.19.2.1.3.1 通信連絡設備（発電所内）に関する設置許可基準規則第 43 条第１項への適合方針」に記述する。
(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備は，5 号炉原子炉建屋
内緊急時対策所内に設置する設備であることから，想定される重大事故等時における 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，表 3.19-42 に示す設計とする。
表 3.19-42 想定する環境条件及び荷重条件（統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備）
考慮する外的事象

対応

温度・圧力・湿度・
放射線

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した
機器を使用する。

屋外の天候による影響

屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。

海水を通水する系統への影響

海水を通水することはない。

地震

適切な地震荷重との組み合わせを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）。

風（台風）・積雪5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。

電磁的障害

重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。
（62-3-2,62-3-12）

添 3.19-69

(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備のうちテレビ会議システムは，通信連絡を行うための操作をするにあたり，緊急時対策要員の操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，想定される重大事故等時において，設置場所である 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内において，電源スイッチを入れ（スイッチ操作），操作端末を操作（スイッチ操作）することにより，通信連絡をする必要のある場所と確実に通信連絡が可能な設計とする。
統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備のうち IP-電話機は，通信連絡を行うための操作をするにあたり，緊急時対策要員の操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，想定される重大事故等時において，設置場所である 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内において，一般の電話機と同様の操作（スイッチ操作）をすることにより，通信連絡をする必要のある場所と確実に通信連絡が可能な設計とする。
統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備のうち IP-FAX は，通信連絡を行うための操作をするにあたり，緊急時対策要員の操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，想定される重大事故等時において，設置場所である 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内において，電源スイッチを入れ（スイッチ操作），一般の FAX と同様の操作（スイッチ操作）をすることにより，通信連絡をする必要のある場所と確実に通信連絡が可能な設計とする。操作が必要な対象機器について表 3.19-43 に示す。
表 3.19-43 操作対象機器（統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備）
機器名称

状態の変化

テレビ会議システム，
IP-電話機，IP-FAX

起動・停止（通信連絡）

操作場所

操作方法

5 号炉原子炉建屋内
スイッチ操作緊急時対策所(62-8-6)

添 3.19-70

(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備は，表 3.19-44 に示すように発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能試験として，通話通信の確認が可能な設計とする。また，外観検査として，外観の確認が可能な設計とする。
表 3.19-44
発電用原子炉の
状態
運転中又は
停止中

統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備の試験及び検査項目

内容

機能・性能試験 通話通信の確認
外観検査

外観の確認
(62-5-10～13)

添 3.19-71

(4) 切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備は，想定される重大事
故等時において，他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。

添 3.19-72

(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備は，想定される重大事
故等時において，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで，テレビ会議システム（社内向），専用電話設備及び衛星電話設備（社内向）に対して悪影響を及ぼさない設計とする。
(62-4-6～8)

添 3.19-73

(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少な
い設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備の設置場所，操作場
所を表 3.19-45 に示す。統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備
は，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置及び操作し，操作場所の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。
表 3.19-45 操作対象機器設置場所（統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備）
機器名称
テレビ会議システム
IP-電話機，IP-FAX

設置場所
5 号炉原子炉建屋
地上 3 階操作場所
5 号炉原子炉建屋内
緊急時対策所(62-3-2,62-3-12)(62-8-6)

添 3.19-74

3.19.2.2.3.2 データ伝送設備に関する設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第 43 条第 1 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
データ伝送設備は，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置する設備であることから，想定される重大事故等時における，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，表 3.19-46 に示す設計とする。
表 3.19-46

想定する環境条件及び荷重条件（データ伝送設備）考慮する外的事象

対応

温度・圧力・湿度・
放射線

5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した
機器を使用する。

屋外の天候による影響

屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。

海水を通水する系統への影響

海水を通水することはない。

地震

適切な地震荷重との組み合わせを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）。

風（台風）・積雪5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。

電磁的障害

重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。
（62-3-2,62-3-12）

添 3.19-75

(2) 操作性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
データ伝送設備は，常時伝送を行うため，通常操作を必要としない設計とする。

添 3.19-76

(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第 43 条第 1 項三）(ⅰ) 要求事項
健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
データ伝送設備は，表 3.19-47 に示すように発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能試験として，機能（データの伝送）の確認が可能な設計とする。また，外観検査として，外観の確認が可能な設計とする。
表 3.19-47
発電用原子炉の
状態
運転中又は
停止中

データ伝送設備の試験及び検査項目

内容

機能・性能試験 機能（データの伝送）の確認
外観検査

外観の確認
(62-5-14,62-5-16)

添 3.19-77

(4) 切り替えの容易性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項四）(ⅰ) 要求事項
本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
データ伝送設備は，想定される重大事故等時において，他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。

添 3.19-78

(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第 43 条第 1 項五）(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
データ伝送設備は，想定される重大事故等時において，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する
ことで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
(62-4-9)(6) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 1 項六）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少な
い設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
データ伝送設備は，常時伝送を行うため，想定される重大事故等時においても操作を必要としない設計とする。

添 3.19-79

3.19.2.2.4 設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合方針
3.19.2.2.4.1 通信連絡設備（発電所外）に関する設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合方針
通信連絡設備（発電所外）のうち，衛星電話設備（常設）に対する設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合方針は，「3.19.2.1.4.1 通信連絡設備（発電所内）に関する設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合方針」に記述する。
(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 2 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備は，設計基準対象施設として必要となる台数を設置する設計とする。
また，想定される重大事故等時，テレビ会議システム（社内向），専用電
話設備及び衛星電話設備（社内向）が使用できない状況において，衛星電話設備（常設）を含めて，発電所外の通信連絡をする必要のある場所と通信連絡を行うために必要な台数を設置する設計とする。
(62-6-6)

添 3.19-80

(2) 共用の禁止（設置許可基準規則第 43 条第 2 項二）(ⅰ) 要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置する統合原子力防災ネットワー
クを用いた通信連絡設備は，号炉の区分けなく通信連絡することで，必要な情報（相互のプラント状況，運転員の対応状況等）を共有・考慮しながら，総合的な管理（事故処置を含む。）を行うことができ，安全性の向上が図れることから，6 号及び 7 号炉で共用する設計とする。
また，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置する統合原子力防災ネッ
トワークを用いた通信連絡設備は，共用により悪影響を及ぼさないよう，6号及び７号炉に必要な容量を確保するとともに，号炉の区分けなく通信連絡が可能な設計とする。

添 3.19-81

(3) 設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 2 項三）(ⅰ) 要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
重大事故防止設備でも重大事故緩和設備でもない常設重大事故等対処設
備に該当する統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備は，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置する。
また，共通要因によって，同様の機能を持つテレビ会議システム（社内向），
専用電話設備及び衛星電話設備（社内向）と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，5 号炉原子炉建屋地上 3 階に設置し，表 3.19-48 及び表
3.19-49 で示すとおり，多様性を確保し，頑健性を持たせた設計とする。

添 3.19-82

表 3.19-48

統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備の多様性防止でも緩和でもない
重大事故等対処設備

設計基準対象施設
項目

テレビ会議
システム
(社内向)

専用電話設備衛星電話設備（社内向）

統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備

ポンプ

不要

不要

不要

不要

水源

不要

不要

不要

不要

駆動用空気

不要

不要

不要

不要

潤滑油

不要

不要

不要

不要

冷却水

不要

不要

不要

不要

非常用
ディーゼル
発電機

乾電池

非常用
ディーゼル
発電機

代替交流電源設備（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備）

原子炉建屋
地上 1 階

原子炉建屋
地上 3 階

原子炉建屋
地上 1 階

屋外（5 号炉東側保管場所）

発電所外

発電所外

発電所外

発電所外

駆動電源

流路
（伝送路）

主要設備
設置場所

有線系回線
有線系回線
（電力保安 （通信事業者
通信用回線） 回線）

衛星系回線（通信事業者
回線）

有線系回線（通信事業者回線）（統合原子力防災ネットワーク）
衛星系回線（通信事業者回線）（統合原子力防災ネットワーク）

テレビ会議
システム
(社内向)

専用電話設備衛星電話設備（社内向）

統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備

5 号炉
原子炉建屋
地上 3 階

5 号炉
原子炉建屋
地上 3 階

5 号炉
原子炉建屋
地上 3 階

5 号炉
原子炉建屋
地上 3 階添 3.19-83

表 3.19-49

統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備の頑健性防止でも緩和でもない重大事故等対処設備
統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備

統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備は，耐震性を有する 5 号炉原子炉建屋
内緊急時対策所内に設置し，使用する衛星通信装置，屋外アンテナ及び屋外アンテナまでの有線（ケーブル）を含め，基準地震動 Ss で機能維持できる設計とすることで，基準地震動
Ss が共通要因となり必要な通信連絡の機能が喪失しない設計とする。

（62-2-4,62-2-8）（62-3-2,62-3-12）（62-4-6～8）

添 3.19-84

3.19.2.2.4.2 データ伝送設備に関する設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 2 項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
データ伝送設備は，設計基準対象施設として必要となるデータ量を伝送することができる設計とする。
また，想定される重大事故等時において，発電所外の通信連絡をする必要のある場所に必要なデータ量を伝送することができる設計とする。
（62-6-11～31,62-6-33）

添 3.19-85

(2) 共用の禁止（設置許可基準規則第 43 条第 2 項二）(ⅰ) 要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は，この限りでない。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
データ伝送設備は，号炉の区分けなく通信連絡することで，必要な情報（相互のプラント状況，運転員の対応状況等）を共有・考慮しながら，総合的な管理（事故処置を含む。）を行うことができ，安全性の向上が図れることから，6 号及び 7 号炉で共用する設計とする。
また，データ伝送設備は，共用により悪影響を及ぼさないよう，6 号及び7 号炉に必要な容量を確保するとともに，号炉の区分けなく通信連絡が可能な設計とする。

添 3.19-86

(3) 設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第 43 条第 2 項三）(ⅰ) 要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
重大事故防止設備でも重大事故緩和設備でもない常設重大事故等対処設
備に該当するデータ伝送設備は，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置する。
また，共通要因によって，その機能が損なわれるおそれがないよう，表3.19-50 及び表 3.19-51 に示すとおり，多様性を確保し，頑健性を持たせた設計とする。

添 3.19-87

表 3.19-50

データ伝送設備の多様性防止でも緩和でもない重大事故等対処設備
データ
伝送設備

安全パラメータ表示システム（SPDS）

項目

データ
伝送装置

SPDS
表示装置

緊急時対策支援システム伝送装置

ポンプ

不要

不要

不要

水源

不要

不要

不要

駆動用空気

不要

不要

不要

潤滑油

不要

不要

不要

冷却水

不要

不要

不要

無停電電
常設代替交
源装置
可搬型代
非常用
流電源設備
(6 号炉),
替交流電
ディーゼル （第一ガス
充電器
源設備
発電機
タービン発
（蓄電池）
（電源車）
電機）
(7 号炉)

非常用ディーゼル発電機

代替交流
電源設備
（5 号炉原子炉
建屋内緊急時対策所用可搬型
電源設備）

原子炉建屋
地上 1 階

屋外（5 号炉東側保
管場所）

駆動電源
コントロ
ール
建屋
地下 1 階

流路
（伝送路）

屋外
屋外
（原子炉建
原子炉建屋 （7 号炉タ 屋電源車第地上 1 階 ービン建屋 一設置場所
南側） 又は第二設
置場所）
発電所内 建屋間

－

発電所内
建屋間

発電所外

有線系回線

－

有線系回線

有線系回線

無線系回線

－

無線系回線

衛星系回線

データ
伝送装置

SPDS
表示装置

緊急時対策支援システム伝送装置

主要設備
設置場所
コントロール建屋
地上 1 階添 3.19-88

5 号炉原子炉建屋
地上 3 階表 3.19-51

データ伝送設備の頑健性防止でも緩和でもない重大事故等対処設備
データ伝送設備

データ伝送設備としての緊急時対策支援システム伝送装置は，耐震性を有する 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所内に設置し，使用する屋外アンテナ及び屋外アンテナまでの有線（ケーブル）を含め，基準地震動 Ss で機能維持できる設計とする。

（62-2-2～4,62-2-7）（62-3-2,62-3-4,62-3-12）（62-4-9）

添 3.19-89

3.19.2.2.5 設置許可基準規則第 43 条第 3 項への適合方針
3.19.2.2.5.1 通信連絡設備（発電所外）に関する設置許可基準規則第 43 条第 3 項への適合方針
通信連絡設備（発電所外）のうち，衛星電話設備（可搬型）に対する設置許可基準
規則第 43 条第 3 項への適合方針は，「3.19.2.1.5.1 通信連絡設備（発電所内）に関する設置許可基準規則第 43 条第 3 項への適合方針」に記述する。

添 3.19-90

3.20 原子炉圧力容器
3.20.1 設備概要
原子炉圧力容器（炉心支持構造物を含む。）は，重大事故に至るおそれのある事
故時において，重大事故等対処設備としてその健全性を確保できる設計とする。
また，炉心支持構造物については，重大事故に至るおそれのある事故時において，原子炉冷却材の流路が確保されるよう，炉心形状を維持する設計とする。
3.20.2 主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
（１）原子炉圧力容器
種
類：たて置円筒形
最高使用圧力：8.62MPa［gage］
最高使用温度：302℃
胴内
径：6 号機：7122mm ，7 号機：7120mm（母材内径）材
料：JIS G 3120（圧力容器用調質型マンガン・モリブデン鋼
及びマンガン・モリブデン・ニッケル鋼鋼板２種）及び JIS
G 3204（圧力容器用調質型合金鋼鍛鋼品）（母材）
ステンレス鋼及び高ニッケル合金（内張材）
3.20.3 設置許可基準規則第 43 条への適合状況
原子炉圧力容器は，設計基準対象施設として使用する場合と同様の系統構成で重大事故等においても使用するため，他の設備に悪影響を及ぼさない設計である。
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
原子炉圧力容器は，原子炉格納容器内に設置される設備であることから，想定される重大事故等時における原子炉格納容器内の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，表 3.20-1 に示す設計である。
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。

添 3.20-1

表 3.20-1
環境条件等
温度・圧力・湿度・放射線
屋外の天候による影響
海水通水による影響

地震

風（台風）・積雪
電磁的障害

想定する環境条件及び荷重条件
対応
原子炉格納容器内で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
淡水だけでなく海水も使用する（常時海水を通水しない）。
原子炉圧力容器内への注水は，可能な限り淡水源を優先し，海水通水は短期間とすることで，設備への影響を考慮する。
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しない設計とする（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）。
原子炉格納容器内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

原子炉圧力容器は，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事
故等においても使用する設計である。
原子炉圧力容器は，通常の系統構成により，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。また，発電用原子炉停止中に，内部の確認が可能な設計とする。
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

添 3.20-2

3.21 原子炉格納容器
3.21.1 設備概要
原子炉格納容器は，想定される重大事故等時において，設計基準対象施設としての最高使用圧力及び最高使用温度を超える可能性があるが，設計基準対象施設としての最高使用圧力の 2 倍の圧力及び 200℃の温度以下で閉じ込め機能を損なわない設計とする。
また，原子炉格納容器内に設置される真空破壊装置は，想定される重大事故等時において，ドライウェル圧力がサプレッション・チェンバ圧力より低下した場合に圧力差により自動的に働き，サプレッション・チェンバのプール水逆流並びにドラ
イウェルとサプレッション・チェンバの差圧によるダイヤフラム・フロア及び原子炉圧力容器基礎の破損を防止できる設計とする。
3.21.2 主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
（１）原子炉格納容器
種
類：圧力抑制形
最高使用圧力：310kPa［gage］
約 620kPa［gage］（重大事故等時における使用時の値）
最高使用温度：ドライウェル
171℃
サプレッション・チェンバ
材

104℃

料：鉄筋コンクリート（シェル部）
炭素鋼及びステンレス鋼（鋼製ライナ）
炭素鋼（ドライウェル・ヘッド）

3.21.3 設置許可基準規則第 43 条への適合状況
原子炉格納容器は，設計基準対象施設として使用する場合と同様の系統構成で重大事故等においても使用するため，他の設備に悪影響を及ぼさない設計である。
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
原子炉格納容器は，原子炉建屋原子炉区域内に設置される設備であることから，想定される重大事故等時における原子炉建屋原子炉区域内の環境条件及び荷重条件を考慮し，並びに想定される重大事故等時における原子炉格納容器の閉じ込め機能を損なわないよう原子炉格納容器内の環境条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，表 3.21-1 に示す設計とする。
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。

添 3.21-1

表 3.21-1
環境条件等
温度・圧力・湿度・放射線

屋外の天候による影響
海水通水による影響

地震

風（台風）・積雪
電磁的障害

想定する環境条件及び荷重条件
対応
原子炉建屋原子炉区域内で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
また，原子炉格納容器内の環境条件も考慮し，閉じ込め機能を損なわない設計とする。
屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
淡水だけでなく海水も使用する（常時海水を通水しない）。
原子炉格納容器内への注水は，可能な限り淡水源を優先し，海水通水は短期間とすることで，設備への影響を考慮する。
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しない設計とする（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）。
原子炉建屋原子炉区域内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

原子炉格納容器は，発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び漏えいの有
無の確認が可能な設計とする。また，発電用原子炉の停止中に内部の確認が可能な設計とする。
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

添 3.21-2

3.22 燃料貯蔵設備
3.22.1 設備概要
使用済燃料プールは，使用済燃料プールの冷却機能喪失又は注水機能が喪失し，又は使用済燃料プール水の小規模な漏えいが発生した場合において，燃料の貯蔵機能を確保する設計とする。また，使用済燃料プールに接続する配管の破損等により，使用済燃料プールディフューザ配管からサイフォン現象によるプール水の漏えいが発生した場合に，漏えいの継続を防止するため，ディフューザ配管上部にサイフォンブレーク孔を設ける設計とする。
使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，又は使用済燃料プールからの水の漏えいその他の要因により使用済燃料プールの水位が低下した場合及び使用済燃料プールからの大量の水の漏えいその他の要因により使用済燃料プールの水位が異常に低下した場合に，臨界にならないよう配慮した使用済燃料ラックの形状により臨界を防止することができる設計とする。
3.22.2 主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
（１）使用済燃料プール
種
類：ステンレス鋼内張りプール形（ラック貯蔵方式）
容
量：6 号機：3410 体，7 号機：3444 体
寸法：17.9m×14.0m×11.8m（たて×横×深さ）
材
料：ステンレス鋼（内張材）
3.22.3 設置許可基準規則第 43 条への適合状況
使用済燃料プールは，設計基準対象施設として使用する場合と同様の系統構成で重大事故等においても使用するため，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
使用済燃料プールは，原子炉建屋原子炉区域内に設置される設備であることから，想定される重大事故等時における原子炉建屋原子炉区域内の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，表 3.22-1 に示す設計である。
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。

添 3.22-1

表 3.22-1
環境条件等
温度・圧力・湿度・放射線
屋外の天候による影響
海水を通水する系統への影響

地震

風（台風）・積雪
電磁的障害

想定する環境条件及び荷重条件
対応
原子炉建屋原子炉区域内で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
淡水だけでなく海水も使用する（常時海水を通水しない）。
使用済燃料プール内への注水は，可能な限り淡水源を優先し，海水通水は短期間とすることで，設備への影響を考慮する。
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しない設計とする（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）。
原子炉建屋原子炉区域内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

使用済燃料プールは，漏えいの有無等の確認が可能な設計とする。
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

添 3.22-23.23

非常用取水設備

3.23.1 設備概要
非常用取水設備の海水貯留堰，スクリーン室，取水路，補機冷却用海水取水路，
補機冷却用海水取水槽については，想定される重大事故等時において，設計基準事
故対処設備の一部を流路として使用することから，流路に係る機能について重大事
故等対処設備としての設計を行う。
3.23.2 主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
（1）海水貯留堰（重大事故等時のみ 6 号及び 7 号炉共用）
種
類：貯留堰
個
数：2
容
量＊１：10000m3（６号機：公称値）／8000m3（７号機：公称値）
高
さ：2000mm（公称値）
材
料：鋼管矢板（2）スクリーン室（重大事故等時のみ 6 号及び 7 号炉共用）
種
類：鉄筋コンクリート函渠
個
数：2
容量＊１：10000m3（６号機：公称値）／8000m3（７号機：公称値）
高
さ：7600mm（最大内のり高さ：公称値）
材
料：鉄筋コンクリート（3）取水路（重大事故等時のみ 6 号及び 7 号炉共用）
種
類：鉄筋コンクリート函渠
個
数：2
容量＊１：10000m3（６号機：公称値）／8000m3（７号機：公称値）
高
さ：6900mm（最大内のり高さ：公称値）
材
料：鉄筋コンクリート（4）補機冷却用海水取水路
種
類：鉄筋コンクリート函渠
個
数：1
容量＊１：10000m3（６号機：公称値）／8000m3（７号機：公称値）
高
さ：3200mm（最大内のり高さ：公称値）
材
料：鉄筋コンクリート（5）補機冷却用海水取水槽
種
類：鉄筋コンクリート取水槽
個
数：3
容量＊１：10000m3（６号機：公称値）／8000m3（７号機：公称値）
高
さ：12100mm（最大内のり高さ：公称値）
材
料：鉄筋コンクリート＊１：容量は，海水貯留堰，スクリーン室，取水路，補機冷却用海水取水路，補機冷却用
海水取水槽で確保する水量の合計値を示す。

添 3.23-1

3.23.3 設置許可基準規則第 43 条への適合状況
非常用取水設備の海水貯留堰，スクリーン室，取水路，補機冷却用海水取水路及び補機冷却用海水取水槽は，設計基準対象施設として使用する場合と同様の系統構成で重大事故等においても使用するため，他の施設に悪影響を及ぼさない設計である。
非常用取水設備である海水貯留堰，スクリーン室及び取水路は，共用により他号炉の海水取水箇所も使用することで安全性の向上が図れることから，6 号及び 7 号炉で共用する設計とする。
これらの設備は，共用により悪影響を及ぼさないよう，6 号及び 7 号炉に必要な取水容量を十分に有する設計とする。なお，海水貯留堰，スクリーン室及び取水路は，重大事故等時のみ 6 号及び 7 号炉共用とする。
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。
海水貯留堰，スクリーン室，取水路，補機冷却用海水取水路，補機冷却用海水取水槽は，屋外に設置される設備であることから，想定される重大事故等が発生した場合における屋外の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，表 3.23-1 に示す設計である。
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
表 3.23-1
環境条件等
温度・圧力・湿度・放射線
屋外の天候による影響
海水を通水する系統への影響

地震
風（台風）・積雪
電磁的障害

想定する環境条件及び荷重条件
対応
設置場所である屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられる設計とする。
降水及び凍結により機能を損なうことのない設計とする。
海水貯留堰は，鋼製構造物であり，海水中に設置することを想定した設計とする。
スクリーン室，取水路，補機冷却用海水取水路，補機冷却用海水取水槽は，コンクリート構造物であり，常時海水を通水することを想定した設計とする。
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で損傷しない設計とする（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）。
設置場所である屋外での風荷重を考慮しても機器が損傷しないことを応力評価により確認する。
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

海水貯留堰は，機能・性能の確認が可能な設計とする。スクリーン室，取水路，補機冷却用海水取水路，補機冷却用海水取水槽は，外観点検が可能な設計とする。
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

添 3.23-2

3.24 原子炉建屋原子炉区域
3.24.1 設備概要
原子炉建屋原子炉区域は，重大事故等時においても，非常用ガス処理系により，内部の負圧を保ち気密性を損なわない設計とする。原子炉建屋原子炉区域の気密バ
ウンダリの一部として原子炉建屋に設置する原子炉建屋ブローアウトパネルは，閉状態の維持又は開放時に再閉止が可能な設計とする。
また，原子炉建屋ブローアウトパネルは，原子炉格納容器外での配管破断事故時に原子炉建屋原子炉区域の圧力が上昇し，原子炉建屋ブローアウトパネルの開放設
定圧力に到達した場合に開放する機能を有する設計とする。原子炉格納容器外での原子炉冷却材が漏えいするインターフェイスシステム LOCA 発生時の重大事故等対処設備としての原子炉建屋ブローアウトパネルについては，「3.3 原子炉冷却材圧
力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」に記載する。
3.24.2 主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
構 造
鉄筋コンクリート造（一部鉄骨鉄筋コンクリート
造及び鉄骨造，ブローアウトパネル付き）
形 状
直方体
寸 法
たて横
約 56m×約 59m
高 さ
約 58m
気密度
建物内空間容積の 50%/day 以下（6.4mmAq の負圧時）

3.24.3 設置許可基準規則第 43 条への適合状況
原子炉建屋原子炉区域は，設計基準対象施設として使用する場合と同様の系統構成
で重大事故等においても使用するため，他の設備に悪影響を及ぼさない設計である。
また，原子炉建屋ブローアウトパネルは，誤開放しない設計又は開放した場合においても速やかに閉止できる設計とし，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
原子炉建屋原子炉区域は，想定される重大事故等時における原子炉建屋原子炉区域
内及び屋外の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，表 3.24-1 に示す設計である。
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。

添 3.24-1

表 3.24-1
環境条件等
温度・圧力・湿度・放射線
屋外の天候による影響
海水通水による影響
地震

風（台風）・積雪
電磁的障害

想定する環境条件及び荷重条件
対応
原子炉建屋原子炉区域内及び屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件下に耐えられることを確認する。
重大事故等が発生した場合においても，降水及び凍結によりその機能が損なわれないことを確認する。
海水を通水することはない。
適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しない設計とする（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）。
風（台風）荷重及び積雪荷重を考慮しても損傷しないことを確認する。
重大事故等が発生した場合においても，電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

原子炉建屋に設置する原子炉建屋ブローアウトパネルは，遠隔又は現場において，手動で閉止できる設計とする。
原子炉建屋原子炉区域は，発電用原子炉運転中又は停止中に機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

添 3.24-2