第８回ＷＴ資料改訂版（論点No.96,97,99,104～106,110,111,117,119,120,194反映）

東海第二発電所

停止・冷却設備への対応について（改訂版）

2024年7月23日
日本原子力発電株式会社
本資料のうち，停止冷却-1

は営業秘密又は防護上の観点から公開できません。

目次
１．福島第一原子力発電所事故の教訓 ・・・・・・・・・・・・・・・・・ 3
２．停止・冷却設備の主要な変更 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 4
３．停止・冷却設備の概要 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 5
４．事故の教訓に基づく安全対策 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 6
５．まとめ ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 16
補足説明資料 停止・冷却設備への対応について

停止冷却-2２．停止・冷却設備の主要な変更
対策の目的

（止める）
・原子炉緊急停止（冷やす）・炉心損傷防止・使用済燃料プール
冷却従来から備えていた対策

福島事故の教訓に基づく新
たな安全対策・代替制御棒挿入機能
・ほう酸注入系
・代替再循環ポンプトリップ機能（低速度運転有）・代替再循環ポンプ停止機能（低速度
運転電源停止）②注水に必要な水源の強化

・復水貯蔵タンク・サプレッション・プール

・代替淡水貯槽・西側淡水貯水設備
・ＳＡ用海水ピット③高圧注水手段の強化

・高圧炉心ｽﾌﾟﾚｲ系ﾎﾟﾝﾌﾟ
・原子炉隔離時冷却系ﾎﾟﾝﾌﾟ

・高圧代替注水系④減圧手段の強化

・逃がし安全弁・過渡時自動減圧機能・逃がし安全弁用可搬型蓄電池
・非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ⑤低圧注水手段の強化

・低圧炉心スプレイ系ポンプ
・残留熱除去系ポンプ

・低圧代替注水系（常設・可搬）⑥最終ヒートシンクによる除熱の強化・復水器
・残留熱除去系
・原子炉冷却材浄化系

・緊急用海水系・代替循環冷却系
・フィルタベント設備※⑦使用済燃料プールの冷却手段の強化・燃料プール冷却浄化系
・残留熱除去系（プール冷却モード）・燃料プール水位計

・低圧代替注水系（常設・可搬）
・代替燃料プール冷却系
・燃料プール監視強化

対策の方向性①原子炉の停止機能の強化

強化※ 次回以降にご説明

停止冷却-4

備
考

新規

新規

強化

新規

新規

新規

５．まとめ【まとめ】○原子炉停止機能の信頼性向上
・原子炉停止機能の強化として，代替再循環ポンプ停止回路を設置○冷却機能の信頼性向上
・高圧及び低圧の注水手段の強化として，高圧及び低圧の代替注水系を設置
・注水に必要な水源の強化として，代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備，ＳＡ用海水ピットを設置。また，既設の各種淡水タンクを利用
・減圧手段の強化として，逃がし安全弁駆動用可搬型蓄電池及び非常用窒素供給系高圧窒素ボンベを設置
・最終ヒートシンクによる除熱手段の強化として，緊急用海水系，代替循環冷却系及びフィルタベント設備を設置
・使用済燃料プールの冷却手段の強化として，低圧代替注水系（常設，可搬）及
び代替燃料プール冷却系を設置
・更なる信頼性向上として，常設の代替設備に加え，可搬型の代替設備（ポンプ車，電源車等）を配備
・代替水源，代替電源設備及び可搬型設備用燃料については，長期間の機能維持に必要な容量を確保
停止冷却-16

（補足説明資料 停止・冷却設備への対応について）

停止冷却-17

補足説明資料 目次

１．アクシデントマネジメント対策として実施済みの対策 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 19
２．新しく増える常設又は可搬型の設備・機器及び資機材等に関する
メンテナンスの実施方針 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 21
３．新規制基準対応に伴う設備・機器等の新設・追設後の作業スペースに関する考慮 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 26
４．常設及び可搬型の各冷却設備の容量，流量や台数並びに水源の容量等の考え方 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 32
５．特定重大事故等対処施設を踏まえた系統変更について・・・・・・・・・・・・・・・ 38
６．格納容器ベント操作の実施判断基準及び判断フロー・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 45
７．安全機能の分類及び多重性・多様性・独立性の定義・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 49
８．重大事故等対処設備の重要度の区分・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 56
９．格納容器ベント系配管による線量影響 ・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 66
１０．重大事故等対策における冷却系統の信頼性及び位置付け ・・・・・・・・・・ 68
１１．重大事故等対策における格納容器内閉じ込め対策の考え方 ・・・・・・・・・ 71
停止冷却-18

１．アクシデントマネジメント対策として実施済みの対策④減圧手段の強化【過渡時自動減圧機能】
過渡事象時に高圧注水機能が喪失し，原子炉水位のみ低下していく事象では，「ドライウェル圧力高」が発生せず
自動減圧系が自動作動しないため，原子炉が減圧されず低圧注水系による原子炉注水ができない。このような場合においても，原子炉の自動減圧が行われるよう「原子炉水位異常低下」のみで自動作動する回路を自動減圧系とは別に設ける。（アクシデントマネジメント対策で設置済，一部改造あり。）
自動減圧系
作動回路
作動論理：「原子炉水位異常低下」と「ドライウェル圧力高」の同時発信

過渡時自動減圧機能作動回路
逃がし安全弁作動用電磁弁

＊：既設の過渡時自動減圧機
能作動回路は自動減圧系と同一盤内に設置しているが独立性を向上させるため当該回路を別盤に移設する。

SV-C

SV-B

SV-A

ND

ND

ND

逃がし安全弁（自動減圧機能（７弁））
Ｂ，Ｃ，Ｆ，Ｈ
Ｋ，Ｌ，Ｒ：過渡時自動減圧機能（２弁）

停止冷却-20

ND ：常時無励磁

逃がし安全弁自(動減圧機能）「原子炉水位異常低下」のみで自動作動する。自動減圧系とは異なる論理、異なる回路の「過渡時自動減圧機能」作動回路を設ける。＊

２．原子力発電所の重大事故等対処設備等を含む施設の保全に関する実施方針○原子力発電所では，原子炉の安全確保及び発電所の安全・安定運転のため，定期的な検査等を通じて以下の項目を適切に実施し，各設備の健全性を確認するとともに，機能の維持や信頼性の向上のための措置を図っている。
・健全性の確認：・主要な設備が正常に機能することを確認する。
・分解点検や漏洩検査によって，設備の機能が維持されていることを点検する。

・機能維持：
・消耗品を交換し，補修など劣化に対する処置を行い，異常を早期に発見して必要な処置を行う。

・信頼性の向上：
・他の発電所で発生した事故や故障を把握し，当該発電所での類似箇所を点検し，必要に応じて処置を施す。
・設備，機器に交換の必要が生じたときには新品に取り替える。

原子力発電所の定期検査の目的
出典：電気事業連会合HP 「検査・点検によって安全を守る」○東海第二発電所では品質マネジメントシステムに基づき，上記の定期的な検査等を含め，発電所施設の管理・設備の保全に関して包括的な社内ルール＊を定め，ＰＤＣＡを回しながら運用している。 ＜別紙1参照＞＊ 「JEAC4209 原子力発電所の保守管理規程」等に基づく。対象としては施設の設計，工事，巡視，点検，検査，その他の施設の管理に必要な措置を含む。

○発電所で新たに導入する重大事故等対処設備（常設設備，可搬型設備）及び資機材等についても，上記のルールに則り保全の計画を定めて実施していくことで，設備の健全性確認，機能維持及び信頼性向上等が可能と判断している。
○また，上記で定めた保全計画の内容を満足するように，各設備に対して定期的な動作・性能試験等を実施していく。 ＜別紙2参照＞
停止冷却-21

＜別紙２＞ 重大事故等対処設備の機能確認の時期，頻度等の設定方針○発電所で新たに導入する重大事故等対処設備（常設設備，可搬型設備）等については，今後，当該設備に対して定める保全計画に基づき，定期的な動作確認・性能試験等を実施していく。
○重大事故等対処設備の動作確認・性能試験等の実施時期，頻度は，今後策定する保全計画で定める頻度を下回
らないよう以下の方針で設定し，管理していく。
○また，これらの機能確認以外にも，日々の巡視点検や週次・月次の外観点検等を通じて，また訓練実施時の設備の運転状態等を把握し，設備の不具合等を早期に発見するように努める。
○本方針による代替電源設備及び代替注水設備の機能確認等の内容，頻度について，次頁に例示する。
東海第二発電所 重大事故等対処設備の主な機能確認等の頻度（案） ＊１
性能確認

動作確認

（定検時等毎に行う性能確認）（定期的に行う動作試験）

定検停止毎

常設の重大事故等
対処設備（電源，ポンプ等）（定期事業者検査による可搬型の重大事故等
対処設備（電源車，ポンプ車等）

定検停止毎（又は1年毎）
又は2定検毎（又は2年毎）

1ヵ月に1回

当該設備が機能を代替する設計基準事故対処設備と同等の頻度とする。

3ヵ月に1回運用管理の観点から，メー
カー推奨値等に基づき保全計
画で設定した定期的な運転頻
度以上の頻度に設定する。

原子炉停止期間中）＊1 試験頻度等は例示であり，内容は今後の保安規定変更認可申請の審査結果に基づき決定する。

停止冷却-23

機能確認の頻度の設定の考え方＜別紙３＞ 重大事故等対処設備の機能確認の内容，頻度（代替電源設備）○重大事故等対処設備として新たに設置する代替電源設備は，当該設備に対して定めた保全計画に基づき，定期的な動作確認・性能試験等を実施していく。 主な性能確認・定期試験の内容＊１について，代替電源設備に対応する非常用電源設備（非常用ディーゼル発電機等）と比較して下表に示す。
東海第二発電所 各電源設備の主な機能確認の内容（参考） 非常用電源設備（設計基準事故対処設備）【東海第二発電所原子炉施設保安規定より】

プラント状態

定検停止時

模擬信号による作動確認
非常用ディーゼル発電機

常設代替高圧電源装置＊３

原子炉
運転時等＊２－－

原子炉
運転時等＊２・可搬型代替低圧電源車－

・可搬型整流器

直流電源（蓄電池及び充電器）機能確認
直流電源（蓄電池及び充電器＊４）蓄電池及び充電器の電圧の確認（定期試験頻度：1週間に１回）

所内電源系統（非常用交流高圧電源母 電源母線の受電の確認
線，直流電源母線及び原 （定期試験頻度：1週間に１回）
子炉保護系母線＊５）・分解検査，外観検査・模擬負荷（100％）による機能・性能確認（性能確認の頻度：定検停止時）・起動試験による動作確認（定期試験頻度：1ヵ月に1回）

機関の始動，定格出力運転可能の確認（定期試験頻度：1ヵ月に１回）

定検停止時
原子炉
運転時等＊２

新たに設置する代替電源設備（案）＊１（重大事故等対処設備）

緊急用125Ⅴ系蓄電池

・分解検査
・模擬負荷（100％）による出力特性の確認
・可搬型整流器の出力特性確認（性能確認の頻度：1年に1回）
・外観検査，運転状態確認（定期試験頻度：3ヵ月に1回）
・外観検査
・蓄電池及び充電器の電圧確認（性能確認の頻度：定検停止時）（定期試験頻度：1週間に1回）

・遮断器の動作確認（性能確認の頻度：定検停止時）（代替電源設備の電源盤等が・外観検査，電圧の確認
使用可能であることの確認）（定期試験頻度：1ヵ月に1回）

代替所内電気設備＊1 代替電源設備の記載内容は例示であり，性能確認及び定期試験の内容は今後の保安規定変更認可申請の審査結果，保全計画策定により決定する。
＊2 原子炉運転時（運転，起動及び高温停止）及び原子炉停止時（冷温停止及び燃料交換）＊3 原子炉運転時：非常用ディーゼル発電機２Ｃ系，２Ｄ系及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機の3台
原子炉停止時：非常用ディーゼル発電機及び電力供給が可能な非常用発電機（合計2台）＊4 原子炉運転時： ２Ａ系，２Ｂ系及び高圧炉心スプレイ系 原子炉停止時：計装制御，原子炉停止時冷却及び非常用炉心冷却系の一部に係る電源＊5 原子炉運転時： ２Ａ系，２Ｂ系，２Ｃ系，２Ｄ系及び高圧炉心スプレイ系 原子炉停止時：計装制御，原子炉停止時冷却及び非常用炉心冷却系の一部に係る電源停止冷却-24

＜別紙４＞ 重大事故等対処設備の機能確認の内容，頻度（代替注水設備）○重大事故等対処設備として新たに設置する代替注水設備は，当該設備に対して定めた保全計画に基づき，定期的な動作確認・性能試験等を実施していく。 主な性能確認・定期試験の内容＊１について，代替注水設備に対応する非常用炉心冷却系等と比較して下表に示す。
東海第二発電所 各注水設備の主な機能確認の内容
プラント状態

定検停止時

原子炉
運転時＊２

（参考） 非常用炉心冷却系等（設計基準事故対処設備）【東海第二発電所原子炉施設保安規定より】

・高圧炉心スプレイ系

模擬信号による作動確認

・低圧炉心スプレイ系

低圧代替注水系（常設）・ポンプの作動，吐出圧力・流量の （常設低圧代替注水系ポンプ）
確認・注入弁等の動作確認（定期試験頻度：1ヵ月に１回）

・残留熱除去系（低圧炉心注水系等）

定期検査時

模擬信号による作動確認
原子炉隔離時冷却系

原子炉
運転時＊２

－

新たに設置する代替注水設備（案）＊１（重大事故等対処設備）－

高圧代替注水系・ポンプの作動，吐出圧力・流量の （常設高圧代替注水系ポンプ）
確認・注入弁等の動作確認（定期試験頻度：1ヵ月に１回）－

低圧代替注水系（可搬型）・可搬型代替注水大型ポンプ
・可搬型代替注水中型ポンプ＊1 代替注水設備の試験頻度等は例示であり，内容は今後の保安規定変更認可申請審査，保全計画策定により決定する。
＊2 原子炉運転時（運転，起動及び高温停止）＊3 ポンプの検査は定期検査時及び原子炉運転時に実施，弁の検査は定期検査時に実施

停止冷却-25・ポンプの運転性能，漏えい・外観確認
・弁の開閉動作の確認
・分解検査
・ポンプの運転性能，漏えい・外観確認
・弁の動作確認（定期試験頻度：1ヵ月に１回）
・ポンプの運転性能，漏えい・外観確認
・弁の開閉動作の確認
・分解検査
・ポンプの運転性能，漏えい・外観確認
・弁の動作確認（定期試験頻度：1ヵ月に１回）
・ポンプの運転性能，漏えい・外観確認
・弁の開閉動作の確認
・分解検査＊３
・車両の走行確認（定期試験頻度：1ヵ月に１回）

＜別紙＞ 原子炉建屋内への追設設備の設置場所と配置スペース （1／5）○東海第二発電所に新たに設置・配備する設備や既設の設備の対策として，主な重大事故等対処設備，設計基準対象施設等の配置区分を示す。多くの新規設備は，原子炉建屋外の地下又は高所等に新たに設置・配備している。
○原子炉建屋内に設置する設備で，ポンプ・電動機等の動的機器を有し分解点検等を行う主な設備としては，常設高圧代替注水系ポンプ，代替循環冷却系ポンプ及び代替燃料プール冷却系ポンプが該当する。いずれの設備の設置
場所についても，現場操作や試験検査等に必要なスペースを有し，またアクセス性や避難通路としての役割に影響しないことを確認している。
原子炉建屋内（屋内）に設置する主な設備及び屋内の設備等に対する対策
地震対策（屋内設備の耐震性向上）

溢水対策（機器補強，浸水防止堰， 火災対策（耐火壁，ケーブル取替・緊急用125V蓄電池，盤
水密扉整備，漏えい検知装置等）
防火シート，感知消火設備追設等）

常設高圧代替注水系ポンプ

代替循環冷却系ポンプ

代替燃料プール冷却系ポンプ
・代替燃料プール冷却系熱交換器

高圧窒素ボンベ・蓄電池（逃がし安全弁作動用）

代替燃料プール注水系
常設スプレイヘッダ

格納容器ペデスタル防護対策

格納容器頂部注水系（常設）

静的触媒式水素再結合器

原子炉建屋外（屋外）に設置する主な設備及び屋外の設備等に対する対策
地震対策（屋外設備の耐震性向上）

津波対策（防潮堤，貯留堰，放水路 竜巻対策（建屋外壁等補強＊，屋外 外部火災対策（防火帯の設定，油タ
ンク等の火災源移設等）
ゲート設置，屋外施設水密対策等） 設備防護，固縛対策等）

火山対策（降下火災物侵入防止，
着脱式フィルタ設置等）

常設代替高圧電源装置

軽油貯蔵タンク

可搬型代替低圧電源車・可搬型整流器接続口（水系，電気系，窒素系）

可搬型設備用軽油タンク

タンクローリ

ホイールローダ等

常設低圧代替注水系ポンプ

可搬型代替注水大型ポンプ・可搬型代替注水中型ポンプ

西側淡水貯水設備

代替淡水貯槽

緊急用海水ポンプ

ＳＡ用海水ピット・海水引き込み管・ＳＡ用海水ピット取水塔

格納容器圧力逃がし装置

可搬型窒素供給装置（窒素供給装置及び電源車）

予備品（残留熱除去系海水系ポンプ電動機），トレーラー，クレーン

緊急時対策所建屋

放水砲，汚濁防止膜，泡消火薬剤
ブローアウトパネル閉止装置・
ブローアウトパネル強制開放装置＊ 容器等＊建屋の外壁，外壁境界部の対策は屋外側に区分している。

停止冷却-27４．常設及び可搬型の各冷却設備の容量，流量や台数並びに水源の容量等の考え方

1. 常設ポンプの容量及び台数並びに水源の容量等の考え方◯シビアアクシデントに対応して設置する常設ポンプの容量と設定根拠は以下のとおり。いずれの設備も緊急時に原子炉及び使用済燃料プール等の冷却に必要な十分な量の水を供給できるポンプ容量を備えており，
更に，予備や代替手段等を確保している。

第1表 常設の冷却設備の容量，流量，台数，容量等の考え方

No.
1

2

設備名称
常設高圧代替
注水系ポンプ

常設低圧代替
注水系ポンプ

容量
約136.7m３/h/台

約200m３/h/台（約400m３/h/2台）

台数,予備
1台*

設定根拠
原子炉停止後15分後に注水を確立した場合に炉心損傷を防止できる流量を確保*全交流動力電源喪失時の原子炉高圧時の注水手段としては，既存設備の原子炉隔離時冷却系（RCIC）もある。

・重大事故等対策の有効性評価で，事象発生後初期の原子炉への注水流量を最大378m３/hとしている。ポンプ2台
運転においてこれを上回る容量を確保
2台*・別紙に示す各注水ケースを容量が上回ることを確認*本ポンプ故障時等のバックアップとして，可搬型のポン
プを複数確保している。

3

4

5

代替循環冷却系
ポンプ

約250m３/h/台

代替燃料プール
冷却系ポンプ

約124m３/h/台

緊急用海水ポンプ

約844m３/h/台

2台（2系統）

1台*

1台＋予備1台

停止冷却-32

重大事故等対策の有効性評価で期待している流量
使用済燃料プール内に貯蔵する使用済燃料から発生する崩壊熱を冷却するのに必要な容量（124m３/h）を確保*仮に本ポンプが故障し，既存設備の残留熱除去系等も使えない
場合は，注水による冷却が可能である。

格納容器ベントを行うことなく格納容器からの除熱が可能な流量として834m３/hが必要となることから，これを上回る容量を確保

４．常設及び可搬型の各冷却設備の容量，流量や台数並びに水源の容量等の考え方

2. 可搬型のポンプの容量，台数等の考え方◯シビアアクシデントに対応して設置／配備する可搬型のポンプの容量と設定根拠は以下のとおり。いずれの設備も緊急時に原子炉及び使用済燃料プールに必要な十分な量の水を供給できる容量を備えており，更に，予備等を確保している。（注水用設備は必要容量分を2セット，放水用設備は1セット）◯事故後のプラント状態に応じて，同一のポンプを用いて複数個所への同時注水を行う場合も想定し，これらをすべて合わせた必要容量を有するポンプを2セット確保し，更に故障及び設備点検時のバックアップとして予備のポンプも確保している。 ＜別紙参照＞

第3表 可搬型の冷却設備の容量，流量，台数等の考え方

No.

8

設備名称

可搬型代替注水大型ポンプ（注水用）

容量

約1,320m３/h/台

系統数,予備設定根拠

・最も注水量が多くなる，原子炉注水(50m３/h)，格納容器ス
プレイ(130m３/h)及び使用済燃料プールへの注水(16m３/h)
2台（1台×2セット）を同時に実施可能な容量を確保（合計196m３/h以上）＋予備2台*
・必要容量を有する設備を2セット，
故障及び点検時のバックアップとして予備2台*

約210m３/h/台
9

可搬型代替注水
中型ポンプ（2台のポンプを直列接続）

10

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）

約1,380m３/h/台

4台(2台×2セット)＋予備1台

1台＋予備1台*

・最も注水量が多くなる，原子炉注水(50m３/h)，格納容器ス
プレイ(130m３/h)及び使用済燃料プールへの注水(16m３/h)
を同時に実施可能な容量を確保（合計196m３/h以上）
・必要容量を有する設備を2セット，
故障及び点検時のバックアップとして予備1台
原子炉建屋原子炉棟の屋上へ網羅的に放水するために必要となる容量を確保（1,338m３／h以上）*注水用も放水用も大型ポンプの型式は同じであり，予備を共用している。(予備は注水用と放水用で合わせて2台)

停止冷却-34＜別紙２＞フィルタ装置の構造・性能・実績○フィルタ装置は，①ベンチュリスクラバ，②金属フィルタ，③よう素除去部の3つのセクションで構成されており，大気へ放出されるセシウム137の量を1/1000に減少させることができる。
①ベンチュリスクラバ②金属フィルタ③よう素除去部：薬液にてエアロゾル(ほこり状の放射性物質)やよう素を除去する：①で除去しきれなかったエアロゾルをフィルタで除去する：①で除去しきれなかったよう素を銀ゼオライトに吸着させる○フィルタ装置の除染性能については，ドイツのカールシュタインにある試験施設(JAVA)にて，電力会
社・ドイツ原子力安全委員会・その他第三者機関立会いの下，性能試験を行っている。
東海第二発電所で採用するフィルタ装置は，上記の試験結果に基づき設計したものを採用する。
○なお，フィルタベントは，ドイツ・フランス・フィンランドなど諸外国においても採用されている。
③よう素除去部
銀ゼオライトによりガス状の放射性よう素を除去②金属フィルタ
ベンチュリスクラバを通過したエアロゾルを捕集・保持し，スクラビング水から生じた液滴を除去。
主に小口径のエアロゾルに有効①ベンチュリスクラバ
ベンチュリノズル部においてエアロゾル及び無機よう素の大部分を捕集し，スクラビング
水中に除去する。
主に大粒径のエアロゾルに有効

フィルタ装置で放射性物質を吸着する仕組み

格納容器より停止冷却-40

JAVA試験におけるフィルタ装置の除染性能の例(金属フィルタ部)

＜別紙３＞東海第二発電所におけるフィルタベント系統○フィルタ装置自体に動力は不要であるが，フィルタ装置へ水蒸気を導くための弁を開ける必要がある。
そのため，系統中の弁は外部電源や非常用発電機が使用できない場合においても発電が可能であるSA用電源装置及びES用電源装置からの給電で動作する電動弁を採用し，万一弁が動作しなかった場合のためにバイパス弁を設置し，多重化する。加えて，電動での操作が出来ない場合においても遮蔽を通して人力で弁を開けられるよう，遠隔人力操作機構も設置する。また，取出口は2箇所設置する。
○フィルタベントは既設の不活性ガス系との接続があるが，仕切り弁は多重化されており，ベント前に隔離確認をする手順を設ける。また，非常用ガス処理系・耐圧強化ベント系とは独立した系統としている。
〇フィルタベント使用中は，フィルタ装置の薬液が蒸発し，水位が減少する。このため，ベントから7日間は補給が不要となる水量を確保し，その後は薬液を補充することができる補給水ラインを設ける。
〇ES兼用化により，これらの配管・弁においては，基準地震動が発生した場合においても，より裕度を持って耐えられる。

停止冷却-41

＜別紙５＞フィルタベントの放出経路について○フィルタベントの放出経路は，従来から設置されている耐圧強化ベント系とは異なり，排気筒(スタック)からの放出ではなく，独立した排気口を新たに設ける。
・重大事故によるSA事象時に使用する排気口：原子炉建屋屋上付近に設置・ES事象時に使用する排気口：大型航空機の衝突その他のテロリズムへの耐性を有する場所に設置〇フィルタベントの放出経路には，大気へ放出する放射性物質濃度を監視するため，排気中の放射性物質からのγ線強度を測定する放射線モニタが設けられている。この放射線モニタの指示値上昇を確認することで，フィルタベントが成功した事が確認できる。

フィルタベントの放出口

停止冷却-43

＜別紙６＞フィルタベントにより放出される核種について○放射線モニタは格納容器内にも設置されており，線量率を監視しているが，核種の特定まではできな
いため，通常運転中は定期的にサンプリングすることで核種の分析を行い，燃料破損等の事故の予兆を確認する。
○事故時にフィルタベントにて大気に放出される核種は，フィルタ装置で除去しきれない希ガス及びよう素となる。これらの線量率を評価した結果，希ガスの量が支配的であるため，ベント時に放出される
主な希ガスの核種としてKr,Xeを想定する。
〇フィルタベントの排出経路に設ける放射線モニタで測定された線量率(Sv/h)は，換算係数を用いることで放出放射能量(Bq)を求めることができる。換算係数は，解析で求めた希ガス総量や，時間経過による核種の減衰量などで決まるため，あらかじめグラフを準備しておくことで， 放射線モニタの線量率から放出される放射能量を把握することができる。
ベントガスに含まれる核種
希ガス類：Kr-83m，Kr-85m，Kr-85，Kr-87，Kr-88，
Xe-131m，Xe-133m，Xe-133，
評価対象核種

Xe-135m，Xe-135，Xe-138
よう素：Ｉ-131，Ｉ-132，Ｉ-133，Ｉ-134，Ｉ-135

ベントガスに含まれる希ガスとよう素の割合

ベント
開始時間
事象発生から
19時間後

希ガス

よう素

線量率①

線量率②

（Sv／h）（Sv／h）

1.5×10１

1.5×10－１①／②

1.0×10２

停止冷却-44

換算係数グラフ７．安全機能の分類及び多重性・多様性・独立性の定義○安全機能を達成するための設備には，注水するためのポンプや水源だけでなく，起動するための操作回路や，流量や原子炉圧力を測定するシステム(計測制御装置，計装設備ともいう)も含まれる。
〇安全上の重要度分類においては，安全機能に対し，属する系統と該当する設備が明確化されており，
これら全てが正常に動作することで安全機能を達成できる。（重要度分類の詳細は別紙１参照）
電気・機械装置の分類例
機能

系統又は機器

炉心冷却機能非常用炉心冷却系
低圧炉心スプレイ系
低圧注水系
原子炉隔離時冷却系
高圧炉心注水系
高圧炉心スプレイ系
自動減圧系※分類の詳細は別紙１参照

該当する電気・機械装置
当該系
低圧炉心スプレイ系
・ポンプ
・サプレッションプール
・サプレッションプール
から注水先までの配管，弁・スプレイヘッダ

直接関連系

間接関連系

・ポンプミニマムフローライン配管，
弁・サプレッション
プールストレーナ・排水ポンプ排水
ライン配管，弁・ポンプテストライン
配管，弁【分類：MS-1】【分類：MS-1】

計測制御装置の分類例
機能

系統又は機器

炉心冷却機能非常用炉心冷却系
低圧炉心スプレイ系
低圧注水系
原子炉隔離時冷却系
高圧炉心注水系
高圧炉心スプレイ系
自動減圧系【分類：MS-3】※分類の詳細は別紙１参照
該当する計測制御装置

直接作動系

情報提供系
・原子炉水位(広帯域，燃料域)
・原子炉圧力・サプレッションプール水位・復水貯蔵タンク水位
・高圧炉心注水系統流量
・高圧炉心スプレイ系流量・残留熱除去系(低圧注水モード)流量・非常用炉心冷却系
操作回路【分類：MS-1】

停止冷却-52【分類：MS-2】

＜別紙１＞ 外部事象防護対象設備について（２／３）
〇外部事象防護対象設備となるクラス1,2及
び3に該当するDB設備は約850種類，SA
設備は約370種類存在する※。それらが各事象に対し，影響を考慮する施設に該当するかをフローにて判断している。
※DB/SAを兼用するものについては，それぞれ計上

外部火災防護対象設備抽出フロー

停止冷却-54

竜巻防護対象設備抽出フロー＜別紙１＞ 外部事象防護対象設備について（３／３）

降下火砕物防護対象設備抽出フロー

停止冷却-55

８．重大事故等対処設備の重要度の区分○原子炉施設に設置する設備については，その設備の持つ安全機能により，「設置許可基準規則」及
び「重要度分類審査指針」に基づき，重要度がクラス1,クラス2,クラス3に分類されている。
〇安全機能は性質に応じて「異常発生防止系(PS)」「異常影響緩和系(MS)」に大別され，上記のクラスと組合せて下表のように整理されている。
〇事故防止対策となる「止める」「冷やす」「閉じ込める」機能を持つ系統は，重要度が特に高い安全機能を有するものとして，多重性又は多様性及び独立性を持たせ，その機能が確実に達成できるよう設計している。

安全上の機能別重要度分類
機能による
分類

重要度による分類
クラス1
クラス2
クラス3

安全に関連しない
構築物，系統及び機器安全機能を有しない
構築物，系統及び機器異常の発生防止の機能を有するもの(PS)

異常の影響緩和の機能を有するもの
(MS)

PS-1
PS-2
PS-3

MS-1
MS-2
MS-3

－

－

－

安全機能以外の機能のみを行うもの※重要度分類審査指針より抜粋
停止冷却-56

重要度大安全に関連する
構築物，系統及び機器

安全機能を有する構築物，系統及び機器(安全施設)

８．重大事故等対処設備の重要度の区分〇重大事故等対処設備（以下「SA設備」という。）の区分
SA設備の材料及び構造等の区分
・実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則（以下「技術基準規則｣という。）の解釈では，規定に適合する材料及び構造は，JSME※の規定・要件によることとしている。 ＜表1参照＞
注）施設時にJSMEが適用されていない設備については，施設時に適用された規格（「発電用原子力設備に関する構造等の技術基準（昭和５５年通商産業省告示第５０１号）」等）による。
※日本機械学会の『発電用原子力設備規格 設計・建設規格JSME S NC1-2005等』
表１ 材料及び構造による重大事故等クラスの区分
材料及び構造によるSA設備クラス
重大事故等
クラス1

技術基準規則によるSA設備クラス区分の定義＜DB設備の区分は別紙１参照＞

設計条件等

重大事故等対処設備のうち特定重特重時の環境条件（大型航空機の衝突その他テロリ
大事故等対処施設に属する容器，管，ズム等含む）及び一定程度の裕度を確保
ポンプ又は弁

JSME
クラス

強度要求及び
設計条件大クラス2(クラス1)

重大事故等
クラス2

重大事故等対処設備のうち常設のものに属する容器，管，ポンプ又は弁（特定重大事故等対処施設を除く）

SA事象時の環境条件（温度，放射線，荷重）

重大事故等
クラス3

可搬型重大事故等対処設備に属する容器，管，ポンプ又は弁SA事象時の環境条件にて，JSMEによる評価または完成品においては一般産業品の規格及び基準が妥当と確認されたもので評価

クラス3

・SA設備は，材料及び構造による既設時からの区分のクラスアップ※１ ，条件アップ※２及び耐震重要度分類Sクラス※３としての評価により， SA時においても，必要な機能が損なわれるおそれがないよう設計を行っている。
※1 既設時の区分が同じまたは上位は除く※2 SA事象時の条件が設計基準事故時の条件に包絡されていない場合※3 全体的な変形を弾性域に抑え，延性破断や座屈を生じない設計 ＜耐震上の区分は別紙2参照＞

・保安規定にて保全プログラム（保全計画）を策定し保全及び有効性評価等を行うこととしている。
＜保全計画の詳細は別紙3参照＞
停止冷却-57

＜別紙１＞DB設備クラスについて〇技術基準規則の解釈におけるDB設備の機器クラスとJSMEにおける機器クラスの比較
材料及び
構造区分

技術基準 第二条 DB設備のクラス区分定義

JSMEにおける定義

クラス1

・原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する容器，管，ポンプ又は弁をいう。

・原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する機器をいう。

クラス2・イ 設計基準事故時及び設計基準事故に至るまでの間に想定される環境条件において，発電用原子炉を安全に停止するため又は発電用原子炉施設の安全を確保するために必要な設備であって，その損壊又は故障その他の異常により公衆に放射線障害を及ぼすおそれを間接に生じさせるものに属する機器（放射線管理施
設又は原子炉格納施設（非常用ガス処理設備に限る。）に属するダクトにあっては，
原子炉格納容器の貫通部から外側隔離弁までの部分に限る。）
・ロ 蒸気タービンを駆動させることを主たる目的とする流体（蒸気及び給水をいう。）が循環する回路に係る設備に属する機器であって，クラス１機器（クラス１容器，
クラス１管，クラス１ポンプ又はクラス１弁をいう。以下同じ。）の下流側に位置する
蒸気系統のうちクラス１機器からこれに最も近い止め弁までのもの及びクラス１機器の上流側に位置する給水系統のうちクラス１機器からこれに最も近い止め弁までのもの
・ハ イ及びロに掲げる機器以外の機器であって，原子炉格納容器の貫通部から内側隔離弁又は外側隔離弁までのもの

・a) 原子炉を安全に停止するために必要な設備または非常時に安全を確保するために必要な設備であって，その故障，損壊等により公衆に放射線障害を及
ぼすおそれを間接に生じさせるものに属する機器(放射線管理設備に属するダクトにあっては原子炉格納容器の貫通部から外側隔離弁までの部分に限る)

クラス3

・それぞれクラス１機器，クラス２機器（クラス２容器，クラス２管，クラス２ポンプ又はクラス２弁をいう。以下同じ。），原子炉格納容器及び放射線管理施設若しくは原
子炉格納施設（非常用ガス処理設備に限る。）に属するダクト以外の設計基準対象施設に属する容器又は管（内包する流体の放射性物質の濃度が三十七ミリベクレ
ル毎立方センチメートル（流体が液体の場合にあっては，三十七キロベクレル毎立
方センチメートル）以上の管又は最高使用圧力が零メガパスカルを超える管に限る。）をいう。

・a) クラス1機器，クラスMC容器※，クラス2機器および放射線管理設備に属する
ダクト以外の容器および管(内包する流体の放射性物質の濃度37 mBq/cm3)(流体が液体の場合にあっては，37 kBq/cm3)以上の管または最高使用圧力0 MPaを超える管に限る)。※クラスMCの該当は原子炉格納容器のみため記載省略・b) 原子炉を安全に停止するためまたは非常時に安全を確保するために必要な設備を二次的に冷却するために設けられているポンプ及び弁，またはこれに準ずる機能を果たすために設けられているポンプおよび弁・c) b)に掲げる機器以外のポンプおよび弁であって，使用済み燃料貯蔵設備を冷却するために設けられているポンプおよび弁，またはこれに準ずる機能を果たすために設けられているポンプおよび弁・d) b)およびc)に掲げる機器以外のポンプおよび弁であって，原子炉冷却材圧
力バウンダリに接続する系統のうち，2つの弁(通常時閉あるいは自動閉可能)
により原子炉冷却材圧力バウンダリから隔離できる範囲に属するポンプおよび弁(なお，この場合において，上位のクラスに属するものおよび第3の弁により隔離可能な範囲に属するものは除く)

クラス4・放射線管理施設又は原子炉格納施設（非常用ガス処理設備に限る。）に属するダクトであって，内包する流体の放射性物質の濃度が三十七ミリベクレル毎立方センチメートル以上のもの（クラス２管に属する部分を除く。）をいう。

・放射線管理施設に属するダクトであって内包する流体の放射性物質の濃度が37 mBq/cm3以上のもの(クラス2配管に属する部分を除く)

・b) タービンを駆動させることを主たる目的とする流体が循環する回路に係る設備に属する機器であって，クラス1機器からこれに最も近い止め弁までのもの

・c) a)およびb)に掲げる機器以外の機器であって原子炉格納容器の貫通部から内側隔離弁または外側隔離弁までのもの

上記比較より，DB設備における技術基準とJSMEの機器クラスは同等である。
停止冷却-58

＜別紙２＞SA設備の耐震設計上の施設区分及び設計用地震力〇重大事故等対処設備は，要求される機能に応じて，重大事故等の発生を防止する機能を有する設備（重大事故防止設備），又は事故の拡大を防止しまたその影響を緩和するための設備（重大事故緩和設備）に区分し，さらに設置方法により常設，可搬に区分される。
〇これら設備区分に応じ耐震評価に適用する設計用地震力は下表のとおりとなる。
設備区分
重大事故
防止設備

重大事故
緩和設備

該当する施設（設備，機能の例）

設計用地震力

常設耐震重要重大事故防止設備

重大事故防止設備のうち常設のものであって，重大事故等時において耐震Ｓクラスに属する設備の機能を代替するもの（代替制御棒挿入機能，高圧代替注水系による原子炉注水）

基準地震動Ｓｓによる地震力

常設耐震重要重大事故防止施設以外の常設重大事故防止設備

重大事故防止設備のうち常設のものであって，重大事故等時において耐震Ｂクラス及び耐震Ｃクラスに属する設備の機能を代替するもの（使用済燃料プール水位・温度監視設備（主要監視設備の代替機能））代替する設備の耐震クラス（Ｂクラス又はＣクラス）に対する地震力
・Ｂクラスを代替する設備：2.4Ｃｉ*
・Ｃクラスを代替する設備：1.2Ci＊：共振する可能性がある設備：Ｓｄ×1/2

可搬型重大事故防止設備

重大事故防止設備のうち可搬型のもの（可搬型代替注水中型/大型ポンプ，可搬型代替低圧電源装
置）

基準地震動Ｓｓによる地震力

常設耐震重要重大事故防止設備
及び可搬型重大事故防止設備が設置される重大事故等対処施設

常設耐震重要重大事故防止設備及び可搬型重大事故防止設備が設置される建物・構築物及び土木構造物（原子炉建屋）基準地震動Ｓｓによる地震力

常設重大事故緩和設備

重大事故緩和設備のうち常設のもの（格納容器圧力逃がし装置）

基準地震動Ｓｓによる地震力

可搬型重大事故
緩和設備

重大事故緩和設備のうち可搬型のもの

基準地震動Ｓｓによる地震力

常設重大事故緩和設備及び可搬型重大事故緩和設備が設置される建物・構築物及び土木構造物

基準地震動Ｓｓによる地震力

常設重大事故緩和設備及び可搬型重大事故緩和設備が設置される重大事故等対処施設

停止冷却-59

＜別紙３＞ SA設備の機能確認の時期，頻度等の設定方針○発電所で新たに導入するSA設備（常設設備，可搬型設備）等については，今後，当該設備に対して定める保全計
画に基づき，定期的な動作確認・性能試験等を実施していく。
○SA設備の動作確認・性能試験等の実施時期，頻度は，今後策定する保全計画で定める頻度を下回らないよう以下の方針で設定し，管理していく。
○また，これらの機能確認以外にも，日々の巡視点検や週次・月次の外観点検等を通じて，また訓練実施時の設備の運転状態等を把握し，設備の不具合等を早期に発見するように努める。
○本方針による代替電源設備及び代替注水設備の機能確認等の内容，頻度について，次頁に例示する。
東海第二発電所 SA設備の主な機能確認等の頻度（案） ＊１
性能確認

動作確認

（定検時等毎に行う性能確認）（定期的に行う動作試験）

定検停止毎

常設のSA設備（電源，ポンプ等）（定期事業者検査による可搬型のSA設備（電源車，ポンプ車等）

定検停止毎（又は1年毎）
又は2定検毎（又は2年毎）

機能確認の頻度の設定の考え方1ヵ月に1回

当該設備が機能を代替する
設計基準事故対処設備と同等の頻度とする。

3ヵ月に1回運用管理の観点から，メー
カー推奨値等に基づき保全計画で設定した定期的な運
転頻度以上の頻度に設定する。

原子炉停止期間中）＊1 試験頻度等は例示であり，内容は今後の保安規定変更認可申請の審査結果に基づき決定する。

停止冷却-61

＜別紙３＞ SA設備の機能確認内容，頻度（代替電源設備）○ SA設備として新たに設置する代替電源設備は，当該設備に対して定めた保全計画に基づき，定期的な動作確認・性能試験等を実施していく。 主な性能確認・定期試験の内容＊１について，代替電源設備に対応
する非常用電源設備（非常用ディーゼル発電機等）と比較して下表に示す。
東海第二発電所 各電源設備の主な機能確認の内容（参考） 非常用電源設備（DB設備）【東海第二発電所原子炉施設保安規定より】

プラント状態
定検停止時

模擬信号による作動確認
非常用ディーゼル発電機＊３

原子炉
運転時等＊２機関の始動，定格出力運転可能の確認（定期試験頻度：1ヵ月に１回）

－

定検停止時

－

新たに設置する代替電源設備（案）＊１（ＳＡ設備）
・分解検査，外観検査・模擬負荷（100％）による機能・性能確認（性能確認の頻度：定検停止時）
常設代替高圧電源装置
・起動試験による動作確認（定期試験頻度：1ヵ月に1回）
・分解検査
・模擬負荷（100％）による出力特性の確認
・可搬型代替低圧電源車 ・可搬型整流器の出力特性確認（性能確認の頻度：1年に1回）
・可搬型整流器・外観検査，運転状態確認（定期試験頻度：3ヵ月に1回）－

直流電源（蓄電池及び充電器）機能確認
直流電源

・外観検査
・蓄電池及び充電器の電圧確認（性能確認の頻度：定検停止時）（定期試験頻度：1週間に1回）

原子炉（蓄電池及び充電器＊４） 蓄電池及び充電器の電圧の確認＊２（定期試験頻度：1週間に１回）
運転時等

緊急用125Ⅴ系蓄電池

所内電源系統原子炉（非常用交流高圧電源母 電源母線の受電の確認
運転時等＊２ 線，直流電源母線及び （定期試験頻度：1週間に１回）
原子炉保護系母線＊５）・遮断器の動作確認
代替所内電気設備（代替電源設備の電源盤 （性能確認の頻度：定検停止時）等が使用可能であること ・外観検査，電圧の確認（定期試験頻度：1ヵ月に1回）の確認）＊1 代替電源設備の記載内容は例示であり，性能確認及び定期試験の内容は今後の保安規定変更認可申請の審査結果，保全計画策定により決定する。
＊2 原子炉運転時（運転，起動及び高温停止）及び原子炉停止時（冷温停止及び燃料交換）＊3 原子炉運転時：非常用ディーゼル発電機２Ｃ系，２Ｄ系及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機の3台
原子炉停止時：非常用ディーゼル発電機及び電力供給が可能な非常用発電機（合計2台）＊4 原子炉運転時： ２Ａ系，２Ｂ系及び高圧炉心スプレイ系 原子炉停止時：計装制御，原子炉停止時冷却及び非常用炉心冷却系の一部に係る電源＊5 原子炉運転時： ２Ａ系，２Ｂ系，２Ｃ系，２Ｄ系及び高圧炉心スプレイ系 原子炉停止時：計装制御，原子炉停止時冷却及び非常用炉心冷却系の一部に係る電源停止冷却-62

＜別紙３＞ SA設備の機能確認内容，頻度（代替注水設備）○SA設備として新たに設置する代替注水設備は，当該設備に対して定めた保全計画に基づき，定期的な動作確認・性能試験等を実施していく。 主な性能確認・定期試験の内容＊１について，代替注水設備に対応
する非常用炉心冷却系等と比較して下表に示す。
東海第二発電所 各注水設備の主な機能確認の内容
プラント状態（参考） 非常用炉心冷却系等（DB設備）【東海第二発電所原子炉施設保安規定より】

新たに設置する代替注水設備（案）＊１（ＳＡ設備）
・ポンプの運転性能，漏えい・外観確認
・弁の開閉動作の確認
・分解検査

定検停止時 ・高圧炉心スプレイ系 模擬信号による作動確認

低圧代替注水系（常設）・ポンプの作動，吐出圧力・ （常設低圧代替注水系ポンプ）
・ポンプの運転性能，漏えい・外観確認
・残留熱除去系
流量の確認
・弁の動作確認（低圧炉心注水系等） ・注入弁等の動作確認（定期試験頻度：1ヵ月に１回）
・低圧炉心スプレイ系

原子炉
運転時＊２

（定期試験頻度：1ヵ月に１回）

定期検査時

原子炉
運転時＊２

・ポンプの運転性能，漏えい・外観確認
・弁の開閉動作の確認
・分解検査

模擬信号による作動確認

高圧代替注水系
原子炉隔離時冷却系 ・ポンプの作動，吐出圧力・（常設高圧代替注水系ポンプ） ・ポンプの運転性能，漏えい・外観確認
流量の確認
・弁の動作確認・注入弁等の動作確認（定期試験頻度：1ヵ月に１回）（定期試験頻度：1ヵ月に１回）

－

－

－

低圧代替注水系（可搬型）・可搬型代替注水大型ポンプ
・可搬型代替注水中型ポンプ

・ポンプの運転性能，漏えい・外観確認
・弁の開閉動作の確認
・分解検査＊３
・車両の走行確認（定期試験頻度：1ヵ月に１回）＊1 代替注水設備の試験頻度等は例示であり，内容は今後の保安規定変更認可申請審査，保全計画策定により決定する。
＊2 原子炉運転時（運転，起動及び高温停止）＊3 ポンプの検査は定期検査時及び原子炉運転時に実施，弁の検査は定期検査時に実施

停止冷却-63

（参考）安全機能における重要度の区分
SA設備の安全機能に関する重要度分類との関係
・原子力発電所が従来より備える設計基準対象施設（DB設備）については，施設の安全性を確保するために必要な安全機能について，安全上の見地から相対的な重要度を定めている※ 。
※ 原子力安全委員会 『発電用軽水型原子炉施設の安全機能の重要度分類に関する審査指針』

・一方，SA設備は，いずれの設備も，DB設備の機能が失われた場合又はDB設備で対処しきれない，
重大事故等に対処するための設備であり，安全機能について直接的な分類はなされていない。

発電用軽水型原子炉施設の安全上の機能別重要度分類とSA設備の対応
設 備

設計基準対象施設（DB設備）

重大事故等対処設備（SA設備）

重要度による分類

設備の例

設計上の基本的目標

クラス １

・非常用ディーゼル発電機
・非常用炉心冷却系

合理的に達成し得る最高度の信頼性を確保し，かつ，維持すること。

クラス 2

・使用済燃料プール冷却系

高度の信頼性を確保し，かつ，維持
すること。

クラス 3

・タービン，主発電機

一般の産業施設と同等以上の信頼性を確保し，かつ，維持すること。

・常設代替高圧電源装置
・低圧代替注水系

重大事故等が発生した場合に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。

安全機能の直接的な
分類なし

停止冷却-64

（参考）材料及び構造の重要度区分における東海第二の評価対応方針○技術基準規則の解釈により，材料及び構造の適用すべき規格が記載されている。
〇また，「技術基準規則に定める技術的要件を満足する技術的内容は，本解釈に限定されるものではなく，技術基準規則に照らして十分な保安水準の確保が達成できる技術的根拠があれば，技術基準規則に適合するものと判断する。」との記載もあるため，ここでは東海第二における対応を記載する。
DB設備

材料及び構造の東海第二における評価対応方針

クラス1

・施設時：昭和45年告示第５０１号 ⇒ JSME or 昭和45年告示第５０１号（安全側）
・その他：JSME・施設時：平成6年告示第５０１号 ⇒ JSME※

クラス2

・JSME

クラス3

・火災防護設備用水源タンク（原水タンクを除く）：ＪＩＳ Ｂ ８５０１（1995）「鋼製石油貯槽の構造（全溶接製）」
・消火設備用ボンベ及び消火器：高圧ガス保安法及び消防法
・その他：JSME

クラス4

・JSME

※平成6年告示第５０１号の評価式は，ほぼJSME規格と同じものであることから，JSME規格にて評価を行う。
【凡例】・昭和45年告示第５０１号 ： 「発電用原子力設備に関する構造等の技術基準」（昭和45年9月3日，昭和55年10月30日通商産業省告示第５０１号）
・平成6年告示第５０１号 ： 「発電用原子力設備に関する構造等の技術基準」（平成6年7月21日 通商産業省告示第５０１号）
・JSME ： 日本機械学会「発電用原子力設備規格 設計・建設規格」（JSME S NC1-2005/2007）等

SA設備
重大事故等クラス1（特重）
重大事故等クラス2（常設SA設備）
重大事故等クラス3（可搬型SA設備）

材料及び構造の東海第二における評価対応方針
・JSME
・施設時：告示第５０１号 ⇒ JSME or 告示第５０１号（安全側）
・非常用炉心冷却設備に係るろ過装置（ストレーナ）：「非常用炉心冷却設備又は格納容器熱除去設備に係るろ過装置の性能評価等について（内規）」（平成２０・０２・１２原院第5号（平成２０年２月２７日原子力安全・保安院制定））要求
・その他：JSME または 規定によらない評価（例：長方形板の大たわみ式，ねじ山のせん断破壊式，クラス１容器準用等）
・JSME （完成品は一般産業品の規格及び基準）

停止冷却-65

９．格納容器ベント系配管による線量影響（２／２）

停止冷却-67１１．重大事故等対策における格納容器内閉じ込め対策の考え方
フィルタベント設備の系統構成及び操作の信頼性●フィルタベント設備の系統
・フィルタベント設備は，下表の判断基準に基づき中央制御室又は現場で２つの電動弁を開操作すると，崩壊熱が大気中へ放出される（格納容器除熱が行われる）ものとなっている。
・電動弁の下流には，圧力開放板（開放圧力80kPa[gage]）が設置されているが，下表のとおり，圧力開放板はフィルタベント実施の妨げにならない。

【手順におけるフィルタベントの実施判断基準】
炉心状態 目的
炉心損傷
過圧
なし
破損
防止
炉心損傷
を判断し 水素た場合 燃焼防止実施判断基準
格納容器圧力310kPa[gage]到達
サプレッション・プール通常水位＋6.5m到達※
格納容器酸素濃度がドライ条件にて4.3vol%到達※※ 重⼤事故等対策の有効性評価においては，これらの基準に到達して格納容器ベントを実施しており，そのときの格納容器圧⼒は，圧⼒開放板の開放圧⼒より⼗分⾼い状態である

停止冷却-72

２０２４年７月２３日
日本原子力発電株式会社
茨城県原子力安全対策委員会

No.

WT説明回

改正資料名称

改正
ページ

1

第11回

資料2-6

4

2

第11回

資料2-6

5

3

第11回

資料2-6

6

4

第11回

資料2-6

8

5

第11回

資料2-6

11

6

第11回

資料2-6

14

7

第11回

資料2-6

15

8

第11回

資料2-6

18

9

第11回

資料2-6

19

10

第11回

資料2-6

20

11

第11回

資料2-6

21

12

第11回

資料2-7

東海第二発電所安全性検討ワーキングチーム

説明資料改正履歴

改正概要

改正理由

・備考欄の参照ページを修正

記載適正化

・「加入電話設備（加入電話機・加入FAX）【有線、衛星】」を「加入電話設備（加入電話機・記載適正化FAX）【有線、衛星】、加入電話設備（PHS端末）」へ修正・「専用電話」を「専用電話設備」へ修正
記載適正化
・「テレビ会議（社内）」を「テレビ会議ｼｽﾃﾑ
記載適正化（社内）」へ修正
・「非常用ディーゼル発電機」を「非常用
記載適正化ディーゼル発電機等」へ修正
・通信設備（発電所内）の多様性の表中、「携行型有線通亜装置」を「携行型優先通話装置」 記載適正化へ修正
・「自治体」を「地方公共団体」へ修正
記載適正化
・「［2-5-8再掲］」を「［2-6-9再掲］」へ修
記載適正化
正・「［2-5-9再掲］」を「［2-6-10再掲］」へ修
記載適正化
正・図中の黒枠となっていた充電池を赤枠の充電
池へ修正
・ページ番号の上、「中央制御室における通信 記載適正化
連絡設備の電源構成」に「［2-6-7再掲］」を追記
・ページ番号の上、「緊急時対策所における通信連絡設備の電源構成」に「［2-6-8再掲］」を 記載適正化
追記

同上
同上
同上
同上
同上
同上
同上

同上

同上

同上

同上

同上

第11回

資料2-8

24

14

第15回

資料1-2補足説明

26

・「外部電源喪失＋最終ヒートシンク喪失（RCIC成功）」を「外部電源喪失＋最終ヒート 記載修正
シンク喪失（蓄電池枯渇後RCIC停止）」へ修正

15

第15回

資料1-2補足説明

42

16

第15回

資料1-2補足説明

52

資料3

同上

5

13

第16回

敦賀発電所2号機審査資料の不適切事案による東海第二発電所への影響確
認により一部修正

従来から備えている放射線防護具類の配備数について、以下のとおり修正
・電子式個人線量計「54台」を「57台」
・タイベック（汚染防護用装備）「54組」を
「57組」
記載修正
・全面マスク（ダスト・マスク）「54個」を「57個」
・チャコールフィルタ「54個」を「114個」
・アノラック（PVAスーツ）「54組」を「57組」
従来から備えている放射線防護具類の配備数について、以下のとおり修正
・電子式個人線量計「54台」を「57台」
・タイベック（汚染防護用装備）「54組」を
「57組」
記載修正
・全面マスク（ダスト・マスク）「54個」を「57個」
・チャコールフィルタ「54個」を「114個」
・アノラック（PVAスーツ）「54組」を「57組」

17

備考

・＜原子炉圧力容器破損前及び破損後のイベン
トツリー＞において、格納容器破損モード欄の記載修正
下から3行目の「後続事象（原子炉圧力容器破損）」を「過温破損」へ修正
・■重要事故シーケンス選定の考え方において、「炉心損傷防止」を「燃料損傷防止」へ修 記載適正化
正従来から備えている放射線防護具類の配備数について、以下のとおり修正
・電子式個人線量計「54台」を「57台」
論点 ・タイベック（汚染防護用装備）「54組」をNo.60- 「57組」
記載修正
23
・全面マスク（ダスト・マスク）「54個」を「57個」
・チャコールフィルタ「54個」を「114個」
・アノラック（PVAスーツ）「54組」を「57組」

同上

同上

同上

２０２４年７月２３日
日本原子力発電株式会社
茨城県原子力安全対策委員会

No.

WT説明回

18

第21回

19

第21回

20

第21回

21

22

第21回

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23

第21回

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第21回

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第21回

26

第22回

27

第23回

28

第23回

29

第23回

30

第23回

31

第23回

改正資料名称東海第二発電所
重大事故等に対する安全対策の手順及び有効性評価について（改訂版）
東海第二発電所
重大事故等に対する安全対策の手順及び有効性評価について（改訂版）
東海第二発電所
重大事故等に対する安全対策の手順及び有効性評価について（改訂版）

東海第二発電所
重大事故等に対する安全対策の手順及び有効性評価について（改訂版）

東海第二発電所
重大事故等に対する安全対策の手順及び有効性評価について（改訂版）

東海第二発電所
重大事故等に対する安全対策の手順及び有効性評価について（改訂版）
東海第二発電所
重大事故等に対する安全対策の手順及び有効性評価について（改訂版）
東海第二発電所
重大事故等に対する安全対策の手順及び有効性評価について（改訂
版）

改正
ページ
7

12

東海第二発電所安全性検討ワーキングチーム

説明資料改正履歴

改正概要

改正理由

・「燃料被覆管の最高温度＜1200℃」を「燃料記載適正化
被覆管の最高温度≦1200℃」へ修正

表の着眼点欄の記載を修正。
・高圧・低圧注水機能喪失の⑤、⑥・高圧注水、減圧機能喪失の③

備考

同上

記載修正

同上

26

・「年超過確率は10-6を下回り」を「年超過確率は10-6程度」へ修正

記載修正

同上

82

「＜」を「≦」へ修正。
炉心損傷防止対策
・燃料被覆管の最高温度≦1,200℃
・燃料被覆管の酸化量≦15％・敷地境界での実効線量≦5mSv
格納容器破損防止対策
・原子炉圧力容器破損時の原子炉圧力≦2.0MPa[gage]
・格納容器内酸素濃度≦5vol％

記載適正化

同上

83

①事故シーケンスの記載修正
全交流動力電源喪失
・「RCIC成功」を「蓄電池枯渇後RCIC停止」へ
修正
・外部電源喪失＋非常用Ｄ／Ｇ失敗＋逃がし安
記載修正
全弁再閉鎖失敗に（HPCS失敗）を追加➁主な炉心損傷防止対策の記載修正
崩壊熱除去機能喪失
・「フィルタベント設備」を「格納容器圧力逃がし装置」へ修正

同上

84

主な炉心損傷防止対策の記載修正
格納容器バイパス（インターフェイスシステム
記載適正化
LOCA）
・「原子炉注水」を「手動減圧」へ修正

同上

87

評価結果（判断基準）欄の記載修正
・「①燃料被覆管温度（＜1,200℃）」を「①燃 記載適正化料被覆管温度（≦1,200℃）」へ修正

同上

95

評価結果（判断基準）の記載修正
原子炉冷却材の流出
・「①燃料有効長頂部から約2.1m」を「①燃料記載修正
有効長頂部から約15m」へ修正
・「➁確保可（・・・約1.7m上）」を「➁確保
可（・・・約2.6m上）」へ修正

同上

東海第二発電所
・まとめ資料（地震対策）への22回WT論点説明
地震対策への対応につ 400
記載適正化
同上
資料の一部（論点No.23-14ページ）追加
いて（改訂版）
外部事象対策について
委員指摘事項及（改訂版） （自然事・日立LNG基地のガスタンクからの大量漏えいに
153～
び県民意見への象（地震・津波を除係る検討評価を追加
155
回答による資料く）及び人為事象への（論点No.59の反映）
修正
対応）
・逃がし安全弁用可搬型蓄電池に関して別紙を 当回WTの個別論
電源設備への対応につ54
参照
点資料からの新
いて（改訂版）（論点No.113の反映）
規追加分
・「＜別紙3＞ 逃がし安全弁による原子炉減圧 当回WTの個別論
電源設備への対応につ点資料からの新
60
機能の強化内容」を追加
いて（改訂版）
規追加分（論点No.113の反映）
・「＜別紙4＞ 逃がし安全弁用可搬型蓄電池の 当回WTの個別論
電源設備への対応につ61
配置」を追加点資料からの新
いて（改訂版）（論点No.113の反映）
規追加分
特別点検，劣化状況評
・グラフの凡例の適正化
委員指摘事項及価及び保守管理に関す 163～ ・関連温度移行量が負値のデータへの中性子照 び県民意見へのる方針について（改訂 165 射量の追記
回答による資料版）（論点No.173,174,175の反映）
修正

２０２４年７月２３日
日本原子力発電株式会社
茨城県原子力安全対策委員会

No.

WT説明回

32

第23回

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34

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42

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43

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第23回

49

第23回

50

第23回

51

第23回

改正資料名称改正
ページ

東海第二発電所安全性検討ワーキングチーム

説明資料改正履歴

改正概要

改正理由

特別点検，劣化状況評
委員指摘事項及・関連温度評価を全ての部位で実施した旨の追価及び保守管理に関す
び県民意見への167 記
る方針について（改訂回答による資料（論点No.173,174,175の反映）
版）
修正
特別点検，劣化状況評
委員指摘事項及・原子炉運転期間中の温度条件の記載について
価及び保守管理に関す
び県民意見への170 追記る方針について（改訂回答による資料（論点No.173,174,175の反映）
版）
修正
特別点検，劣化状況評
・熱影響部の監視試験結果の母材による包絡委員指摘事項及価及び保守管理に関す性，関連温度及び最低使用温度評価に保守性あ び県民意見への172る方針について（改訂る旨を追記
回答による資料版）（論点No.173,174,175の反映）
修正
特別点検，劣化状況評
委員指摘事項及価及び保守管理に関す・グラフの凡例の追加
び県民意見への175る方針について（改訂（論点No.173,174,175の反映）
回答による資料版）
修正
特別点検，劣化状況評
委員指摘事項及価及び保守管理に関す・監視試験の保守性の整理について追加
び県民意見への179
る方針について（改訂（論点No.173,174,175の反映）
回答による資料版）
修正
特別点検，劣化状況評
委員指摘事項及・第5回目の監視試験方法，監視試験の母材によ
価及び保守管理に関す 183～
び県民意見へのる代表性に関する知見について追加
る方針について（改訂 185
回答による資料（論点No.173,174,175の反映）
版）
修正
特別点検，劣化状況評
委員指摘事項及292～ ・指示，指示模様，欠陥，ひびについて用語を
価及び保守管理に関す
び県民意見への293, ひび割れで統一る方針について（改訂回答による資料305 （第22回委員指摘反映）
版）
修正
特別点検，劣化状況評
・特別点検で溶接金属，熱影響部を含めた炉心 委員指摘事項及価及び保守管理に関す
領域部に有意な欠陥は認められなかった旨を追 び県民意見への345
る方針について（改訂加
回答による資料版）（第22回委員指摘反映）
修正
委員指摘事項及緊急時対応組織体制・・要員数の図の適正化
び県民意見への緊急時応援体制につい
11（論点No.115の反映）
回答による資料て（改訂版）
修正
当回WTの個別論
緊急時対応組織体制・・参集要員に関する説明ページを追加
15
点資料からの新緊急時応援体制につい（論点No.115の反映）
規追加分て（改訂版）
緊急時対応組織体制・
当回WTの個別論・参集ルートに関する説明ページを追加
緊急時応援体制につい17点資料からの新（論点No.115の反映）て（改訂版）
規追加分
緊急時対応組織体制・・要員の運搬及び資機材等の輸送についての説 当回WTの個別論
緊急時応援体制につい20
明ページを追加点資料からの新て（改訂版）（論点No.115の反映）
規追加分
重大事故等に対する安・手順書の体系と概要の説明ページを追加
当回WTの個別論
全対策の手順及び有効・手順書の作成にあたって考慮する事項の説明
73～76
点資料からの新性評価について（改訂ページを追加規追加分版）（論点No.112の反映）
重大事故等に対する安委員指摘事項及全対策の手順及び有効・要員数の図の適正化
び県民意見への81
性評価について（改訂（論点No.115の反映）
回答による資料版）
修正
重大事故等に対する安
当回WTの個別論
全対策の手順及び有効・参集要員に関する説明ページを追加
85
点資料からの新性評価について（改訂（論点No.115の反映）
規追加分版）
重大事故等に対する安
当回WTの個別論
全対策の手順及び有効・参集ルートに関する説明ページを追加（論点87
点資料からの新性評価について（改訂
No.115の反映）
規追加分版）
・特定重大事故等対処施設を踏まえた系統変更 当回WTの個別論
停止・冷却設備への対
37～43 についての説明ページを追加
点資料からの新応について（改訂版）（論点No.104・107の反映）
規追加分
・格納容器ベント操作の実施判断基準及び判断 当回WTの個別論
停止・冷却設備への対
44～47 フローの説明ページを追加
点資料からの新応について（改訂版）（論点No.105の反映）
規追加分
・重大事故等対処設備の重要度の区分の説明
当回WTの個別論
停止・冷却設備への対48～56 ページを追加
点資料からの新応について（改訂版）（論点No.111の反映）
規追加分
当回WTの個別論
・まとめ資料として新規作成
計装設備への対応につ－・第11回資料2-4，第23回分のうち論点No.107及 点資料からの新
いて（改訂版）
び論点No.121を統合
規追加分

備考

２０２４年７月２３日
日本原子力発電株式会社
茨城県原子力安全対策委員会

東海第二発電所安全性検討ワーキングチーム

説明資料改正履歴

改正概要

改正理由

No.

WT説明回

改正資料名称

改正
ページ

52

第24回

緊急時対応組織体制・
緊急時応援体制について （改訂版）

13

53

第24回

緊急時対応組織体制・・発電所への外部支援に関する説明ページを更 当回WTの個別論
緊急時応援体制につい 18～20 新点資料からの新て （改訂版）（論点No.108の反映）
規追加分

54

第24回

緊急時対応組織体制・・災害対策支援拠点の運用性確保に関する説明 当回WTの個別論
緊急時応援体制につい 49～58 ページを追加
点資料からの新て （改訂版）（論点No.147,148の反映）
規追加分

55

第24回

重大事故等対策に係る訓練への対応について
（改訂版）

－

委員指摘事項及・一斉通報システムが使えない場合の対応につび県民意見へのいて追記
回答による資料（第23回委員指摘反映）
修正・まとめ資料として新規作成
・第12回資料3-4，第24回分のうち論点
No.137,149,150,153,154,155,158を統合

当回WTの個別論
点資料からの新規追加分

委員指摘事項及重大事故等対策に係る
33， ・発電長と災害対策本部長の権限について補足 び県民意見への訓練への対応について
37，38 （第23回委員指摘反映）
回答による資料（改訂版）
修正
委員指摘事項及重大事故等対策に係る・緊急時対応の体制等の整備スケジュールを追び県民意見への訓練への対応について
36
加
回答による資料（改訂版）（第15回委員指摘反映）
修正

56

第24回

57

第24回

58

第24回

59

第24回

60

第24回

61

第24回

62

第24回

63

第24回

重大事故等に対する安・重大事故等対策の有効性評価に係る各種解析 当回WTの個別論
全対策の手順及び148～等の保守性の説明ページを追加
点資料からの新有効性評価について
150（論点No.118の反映）
規追加分
（改訂版）

64

第24回

・格納容器ベント系配管による線量影響の説明 当回WTの個別論
停止・冷却設備への対57，58 ページを追加
点資料からの新応について（改訂版）（論点No.106の反映）
規追加分

65

第24回

・重大事故等対策における冷却系統の信頼性及 当回WTの個別論
停止・冷却設備への対59～61 び位置付けの説明ページを追加
点資料からの新応について（改訂版）（論点No.119の反映）
規追加分

66

第24回

・重大事故等対策における格納容器内閉じ込め 当回WTの個別論
停止・冷却設備への対62，63 対策の考え方の説明ページを追加
点資料からの新応について（改訂版）（論点No.120の反映）
規追加分

67

第24回

事故対応基盤について（監視測定設備への対応）（改訂版）－・まとめ資料として新規作成
当回WTの個別論
・第11回資料2-5，第24回分のうち論点No.102を 点資料からの新
統合
規追加分

68

第24回

格納容器内の冷却・閉
じ込め設備への対応について（改訂版）－

・まとめ資料として新規作成
・第9回資料3-2，第24回分のうち論点
No.103,122を統合

当回WTの個別論
点資料からの新
規追加分

69

第24回

事故対応基盤について（緊急時対応資機材への対応）（改訂版）－

・まとめ資料として新規作成
・第11回資料2-8，第24回分のうち論点
No.123,135を統合

当回WTの個別論
点資料からの新規追加分

重大事故等に対する安全対策の手順及び有効性評価について
（改訂版）

49

・代替循環冷却系の使用可否での格納容器容器 当回WTの個別論
ベント時間の説明ページを更新
点資料からの新（論点No.122の反映）
規追加分

重大事故等に対する安全対策の手順及び
73， ・発電長と災害対策本部長の権限について補足
有効性評価について 77，78 （第23回委員指摘反映）（改訂版）
重大事故等に対する安・論点説明にあたり朱書き・下線強調した箇所
全対策の手順及び74，75 を反映
有効性評価について（論点No.149,150,153,154,158の反映）（改訂版）
重大事故等に対する安・一斉通報システムが使えない場合の対応につ
全対策の手順及び85
いて追記
有効性評価について（第23回委員指摘反映）（改訂版）
重大事故等に対する安・事故シーケンスの選定方法の着眼点について
全対策の手順及び138～
説明ページを追加
有効性評価について
147（論点No.114の反映）（改訂版）

委員指摘事項及び県民意見への回答による資料
修正
当回WTの個別論
点資料からの新規追加分
委員指摘事項及び県民意見への回答による資料
修正
当回WTの個別論
点資料からの新規追加分

備考

２０２４年７月２３日
日本原子力発電株式会社
茨城県原子力安全対策委員会

東海第二発電所安全性検討ワーキングチーム

説明資料改正履歴

改正概要

改正理由

No.

WT説明回

改正資料名称

改正
ページ

70

第24回

事故対応基盤について（緊急時対応資機材への対応）（改訂版）

12

71

第25回

・スロッシングによる使用済燃料プールの水位
内部溢水への対応につ
16,39 低下の評価における溢水量の扱いについて※1に 記載適正化
いて（改訂版）
追加

72

第25回

内部溢水への対応について（改訂版）

28

委員指摘事項及・溢水の評価を行い安全機能の確保を確認した
び県民意見への旨に記載を修正
回答による資料（第18回委員指摘反映）
修正

73

第25回

内部溢水への対応について（改訂版）

28

委員指摘事項及・安全機能を有する系列Ａ系，B系の独立性とそび県民意見へのれぞれの溢水対策について追加
回答による資料（第18回委員指摘反映）
修正

74

第25回

内部溢水への対応について（改訂版）

38・溢水量として約付きの二桁表記を追加（第18回委員指摘反映）

75

第25回

・使用済燃料プール溢水量評価の模擬性と保守 委員指摘事項及内部溢水への対応につ性，基準地震動Ss-32による溢水量の見通しの説 び県民意見への40～44
いて（改訂版）
明ページを追加
回答による資料（論点No.72,73の反映）
修正

76

第25回

電源設備への対応について（改訂版）

77

第25回

電源設備への対応について（改訂版）

78

第25回

・電源車等の負荷の起動順序と負荷の優先順
電源設備への対応につ69～71 位・重要度との関係を追加
いて（改訂版）（論点No.85の反映）

委員指摘事項及び県民意見への回答による資料
修正

79

第25回

電源設備への対応について（改訂版）

安全性向上対策工事の進捗に伴い、設置変更許可申請や設工認変更
認可申請の内容、許認
可範囲外の工事進捗による内容の変更

80

第25回

・高エネルギーアーク損傷（ＨＥＡＦ）と発生 当回WTの個別論
電源設備への対応につ86～93 抑制対策について追加
点資料からの新
いて（改訂版）（論点No.89の反映）
規追加分

81

第25回

緊急時対応組織体制・・平時からの医療機関との連携強化のための取 当回WTの個別論
緊急時応援体制につい 31～35 組について追加
点資料からの新て （改訂版）（論点No.146の反映）
規追加分

第25回

・放射性物質の拡散抑制対策（放水）の定量的
放射性物質の拡散抑制
な抑制効果，汚濁防止膜による放射性物質の拡対策への対応について 5～17 散抑制のメカニズム及び放射性物質吸着材に関（改訂版）する検討の詳細を追加（論点No.124～126の反映）

委員指摘事項及び県民意見への回答による資料修正

第25回

・ブローアウトパネル開放による原子炉建屋内
格納容器内の冷却・閉の水素滞留防止策の効果及び開放時の放射性物
じ込め設備への対応に 16～18
質拡散の影響について追加
ついて（改訂版）（論点No.133の反映）

委員指摘事項及び県民意見への回答による資料修正

82

83

・放射性物質吸着材の写真を更新（論点No.149,150,153,158の反映）

当回WTの個別論
点資料からの新規追加分

委員指摘事項及び県民意見への回答による資料修正

16

・鉄塔移設場所の決定予定時期（2018年3月末頃）を削除

安全性向上対策工事の進捗に伴い、設置変更許可申請や設工認変更
認可申請の内容、許認
可範囲外の工事進捗による内容の変更

60・窒素喪失時の非常用窒素供給系高圧窒素ボン
ベからの供給先の逃がし安全弁の数について補足（第23回委員指摘反映）

委員指摘事項及び県民意見への回答による資料修正

74

・自主対策設備として緊急時対策所用に電源車を1台確保する旨を追加

備考

２０２４年７月２３日
日本原子力発電株式会社
茨城県原子力安全対策委員会

No.

WT説明回

84

第25回

85

第25回

86

第25回

87

第25回

88

第25回

89

第25回

90

第25回

91

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93

第25回

94

第25回

95

第25回

96

第25回

97

98

99

改正資料名称改正
ページ

東海第二発電所安全性検討ワーキングチーム

説明資料改正履歴

改正概要

改正理由

委員指摘事項及・震源を得せず策定する地震動の章に、標準応地震対策への対応につ 22，92
び県民意見への答スペクトルを用いた評価の節を追加（論点
いて（改正版）～118
回答による資料
No.18の反映）
修正
・基準地震動及び耐震設計方針に係る審査ガイ
地震対策への対応につ24
ド抜粋の記載を修正（審査ガイドの改正によ
記載修正
いて（改正版）
る）・震源を特定せず策定する地震動に標準応答ス
地震対策への対応につ131 ペクトルに基づき策定した地震動を追加したこ 記載修正
いて（改正版）とに伴う修正※「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容
事故対応基盤について
器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用で記載適正化（監視測定設備への対 8,16
きない場合）」応） （改訂版）
下線部の括弧抜けの修正
委員指摘事項及事故対応基盤について
・平常運転時の排気・排水の処理方法・放出基
20,25
び県民意見への（監視測定設備への対準及び環境放射線モニタリングのページを追加～28
回答による資料応） （改訂版）（論点No.95の反映）
修正
委員指摘事項及格納容器内の冷却・閉・ブローアウトパネル開放時の放射性物質の放30,42,
び県民意見へのじ込め設備への対応に
出量のページを追加
43
回答による資料
ついて（改訂版）（論点No.134の反映）
修正
委員指摘事項及事故対応基盤について
・災害対策要員の現場作業における放射線防護び県民意見への（放射線防護具類等へ 2-7-10 具類【参考】のページを追加
回答による資料の対応）（論点No.203の反映）
修正・特例緊急被ばく線量の考え方，
委員指摘事項及事故対応基盤について 2-7放水砲による放射性物質の拡散抑制と要員の確 び県民意見への（放射線防護具類等へ 15,20
保のページを追加
回答による資料の対応）～24（論点No.201の反映）
修正
2-7- ・長期保守管理や特別な保全等，追加的に行う 委員指摘事項及事故対応基盤について
15,2- 保守管理に伴う作業員の被ばく量等に関する評 び県民意見への（放射線防護具類等へ
7-25～ 価について のページを追加
回答による資料の対応）
28（論点No.202の反映）
修正
・溶融炉心による水蒸気爆発に関する具体的な重大事故等に対する安
評価結果及びその保守性についてを追加（論点 委員指摘事項及全対策の手順及び152～ No.128の反映）
び県民意見への有効性評価について
162 ・格納容器下部（ペデスタル）にあらかじめ１ 回答による資料（改訂版）
ｍ水張りを行うことに関する技術的な検討の詳 修正
細についてを追加（論点No.129の反映）
・格納容器下部（ペデスタル）の各種安全対策
重大事故等に対する安に係る具体的な設計方針（材質や耐熱性，耐震 委員指摘事項及全対策の手順及び163～ 性等を含む）及び溶融炉心流下に伴う環境変化 び県民意見への有効性評価について166 や水蒸気爆発を想定した場合の衝撃，再臨界等 回答による資料（改訂版）
に対する裕度についてを追加（論点No.130の反 修正
映）委員指摘事項及格納容器内の冷却・閉格納容器内の水素濃度計の設置位置及び測定精 び県民意見へのじ込め設備への対応に
40
度についてを追加（論点No.131の反映）
回答による資料
ついて（改訂版）
修正・静的触媒式水素再結合器等による水素爆発防 委員指摘事項及格納容器内の冷却・閉止対策の効果（触媒の劣化等の観点も含む）及 び県民意見へのじ込め設備への対応に 41～43
びその効果を上回る水素漏えいに対する対応に 回答による資料
ついて（改訂版）
ついて（論点No.132の反映）
修正

第26回

外部事象対策について（改訂版）
・事前予測できず竜巻が襲来した場合も含めた 当回WTの個別論（自然事象（地震・津 85～91 竜巻対策の成立性や時間的余裕等について追加 点資料からの新波を除く）及び人為事（論点No.226の反映）
規追加分
象への対応）

第26回

外部事象対策について（改訂版）（自然事象（地震・津波を除く）及び人為事
象への対応）

第26回

外部事象対策について
委員指摘事項及（改訂版）
・LNG基地のガスタンクからの大量漏えいに係る161,16
び県民意見への（自然事象（地震・津検討評価について，必要な離隔距離に係る評価
3～164
回答による資料
波を除く）及び人為事の内容を追加修正
象への対応）

154

・LNG基地のLNGタンクの増設を反映し，評価
ケースの記載を「現行施設の条件」から「従来 記載適正化の施設条件」に見直し

備考

２０２４年７月２３日
日本原子力発電株式会社
茨城県原子力安全対策委員会

No.

東海第二発電所安全性検討ワーキングチーム

説明資料改正履歴

改正
ページ

改正概要

改正理由

217

・有毒ガスに係る対応について，評価を実施して対策を策定し，原子炉設置変更許可を取得した旨を記載

安全性向上対策工事の進捗に伴い、設置変更許可申請や設工認変更
認可申請の内容、許認
可範囲外の工事進捗による内容の変更

WT説明回

改正資料名称100

第26回

外部事象対策について（改訂版）（自然事象（地震・津波を除く）及び人為事
象への対応）

101

第26回

・水密扉の開閉状態の表示及び運用管理につい 当回WTの個別論
内部溢水への対応につ点資料からの新67～68 て追加
いて（改訂版）
規追加分（論点No.76の反映）

102

第26回

・火災防護計画において具体的に定める事項及 当回WTの個別論
内部溢水への対応につ69～71 び溢水対策との関係について追加
点資料からの新
いて（改訂版）（論点No.77の反映）
規追加分

103

第26回

重大事故等対策に係る・協力会社等の外部の人員に関する教育や力量 当回WTの個別論
訓練への対応について 39～40 の評価について追加
点資料からの新（改訂版）（論点No.156の反映）
規追加分

104

第26回

重大事故等対策に係る・発電所員及び協力会社員も含めた安全文化育 当回WTの個別論
訓練への対応について 41～52 成・維持活動について追加
点資料からの新（改訂版）（論点No.216の反映）
規追加分

105

第26回

重大事故等対策に係る・発電所の安全確保等に係る技術伝承等を含め 当回WTの個別論
訓練への対応について 53～60 た教育・訓練について追加
点資料からの新（改訂版）（論点No.157の反映）
規追加分

106

第26回

重大事故等対策に係る・当社の人材確保の取組・工夫について追加
訓練への対応について 61～66（論点No.159の反映）
（改訂版）

107

第26回

重大事故等対策に係る・安全確保活動におけるヒューマンファクター 当回WTの個別論
訓練への対応について 67～80 の考慮について追加
点資料からの新（改訂版）（論点No.160の反映）
規追加分

第26回

燃料有効長頂部位置
データの不整合等に係各種安全評価，特別点検等の点検範囲，各種規 当回WTの個別論
る原因・対策及び水平 5～61 定類等への影響について纏めて整理
点資料からの新展開について（論点No.209の反映）
規追加分
（改訂版）

第26回

燃料有効長頂部位置
データの不整合等に係る原因・対策及び水平展開について（改訂版）

第26回

燃料有効長頂部位置
原子炉水位計設定根拠書の不整合による影響，
5～
データの不整合等に係運転停止中の有効性評価の適正化による再評価 当回WTの個別論
7,9,10
る原因・対策及び水平結果，原子炉圧力容器の特別点検の追加点検に 点資料からの新
,13～
規追加分
展開について
ついて追加
41
（改訂版）
（論点No.211の反映）

111

第26回

燃料有効長頂部位置
問題点の抽出と背後要因・根本原因の分析，再データの不整合等に係 5,11,1
当回WTの個別論
発防止策の検討を経て，安全文化の観点を踏まる原因・対策及び水平 2,42～
点資料からの新えたQMSの改善について追加
展開について61
規追加分（論点No.212，214の反映）
（改訂版）

112

第26回

格納容器内の冷却・閉安全対策工事の設計の仕様や思想を反映した施 当回WTの個別論
じ込め設備への対応に 53～57 工，検査等について追加
点資料からの新ついて（改訂版）（論点No.200の反映）
規追加分

第26回

格納容器内の冷却・閉
じ込め設備への対応について（改訂版）

108

109

110

113

5,8

13

当回WTの個別論
点資料からの新規追加分

燃料有効長頂部位置の適正化前後の線源位置及 当回WTの個別論
び線量率評価点について追加
点資料からの新（論点No.210の反映）
規追加分

特定重大事故等対処施設を踏まえた系統変更を踏まえ，図を差替え。特重兼用につき，配置場
記載適正化
所をマスキング（論点No.104・107の反映）

備考

２０２４年７月２３日
日本原子力発電株式会社
茨城県原子力安全対策委員会

改正
ページ

説明資料改正履歴

改正概要

改正理由

No.

WT説明回

114

第26回

格納容器内の冷却・閉・格納容器下部（ペデスタル）の水位管理方法 当回WTの個別論
じ込め設備への対応に 44～49 について追加
点資料からの新ついて（改訂版）（論点No.127の反映）
規追加分

115

第26回

格納容器内の冷却・閉・緊急用海水系の信頼性の評価について追加
じ込め設備への対応に 50～52（論点No.151の反映）
ついて（改訂版）

116

第26回

117

第26回

118

第26回

119

第26回

格納容器内の冷却・閉・参考資料のうち，ブローアウトパネル閉止装
じ込め設備への対応に 23～37
記載適正化
置関係資料を「補足説明資料1」として集約
ついて（改訂版）

120

第27回

特別点検，劣化状況評
価及び保守管理に関する方針について（改訂
版）

121

第27回

122

第27回

123

第27回

124

第27回

特別点検，劣化状況評
価及び保守管理に関する方針について（改訂
版）

306,
307

・運転開始後60 年時点の原子炉内構造物の耐震 委員指摘事項及安全性評価で想定した亀裂の設定の考え方と亀 び県民意見への裂進展評価手順を記載
回答による資料（論点No.177の反映）
修正

125

第27回

特別点検，劣化状況評
価及び保守管理に関する方針について（改訂版）

309

・ウォータージェットピーニングの概要（原理，効果）を図解で追加（論点No.185の反映）

126

第27回

・原子炉施設に対する従来の検査内容と新規制特別点検，劣化状況評
基準等を踏まえた今後の検査内容との違いに関 当回WTの個別論
価及び保守管理に関す 397～
して，原子炉圧力容器の溶接線の試験範囲の変 点資料からの新る方針について（改訂 399
更及び対応状況を追加
規追加分版）（論点No.227の反映）

127

第27回

情報発信の在り方につ
いて

128

第27回

・砂に付着→埃に付着に修正
放射性物質の拡散抑制 5,7,11 ・過去最大降雨量の約10倍→約9倍に修正
記載適正化
対策への対応について ,17 ・ゼオライトについて安全性向上のための自主設備である旨，記載修正

第28回

外部事象対策について（改訂版）（自然事象（地震・津波を除く）及び人為事
象への対応）

22

委員指摘事項及・竜巻ハザード評価に用いる竜巻影響エリアを び県民意見への追加
回答による資料修正

第28回

外部事象対策について（改訂版）（自然事象（地震・津波を除く）及び人為事
象への対応）

102

委員指摘事項及・竜巻設計飛来物の衝突評価で「外壁最小厚び県民意見へのさ」に「評価対象部位」，「貫通限界厚さ」に回答による資料「許容限界」を追記
修正

129

130

改正資料名称東海第二発電所安全性検討ワーキングチーム

当回WTの個別論
点資料からの新規追加分

・安全機能の分類及び多重性・多様性・独立性 当回WTの個別論
停止・冷却設備への対48～55 の定義について追加
点資料からの新応について（改訂版）（論点No.194の反映）
規追加分
当回WTの個別論
有毒ガス防護対策につ・まとめ資料として新規作成－
点資料からの新
いて（論点No.229の反映）
規追加分
重大事故等に対する安・安全対策における深層防護の考慮について追 当回WTの個別論
全対策の手順及び
167～
加点資料からの新有効性評価について
175（論点No.196の反映）
規追加分
（改訂版）

293,
294

・ウォータージェットピーニングに関する文章及び図を適正化（V8溶接継手及びH7溶接継手の内面の全範囲，新たな亀裂発生の抑制）（論点No.185の反映）

委員指摘事項及び県民意見への回答による資料
修正

特別点検，劣化状況評
価及び保守管理に関す・実機で確認された亀裂を包絡する亀裂数の表
295
記載適正化
る方針について（改訂
現を適正化版）
特別点検，劣化状況評
価及び保守管理に関す 296～ ・「超音波探傷試験のみで確認されたひび割
記載適正化
る方針について（改訂 299 れ」の色を識別し易いように明るい青色に変更
版）
特別点検，劣化状況評
・基準地震動Ssに対する設備評価用床応答曲線
価及び保守管理に関す
302 の包絡性について，新たに加わったSs-32を含め 記載修正
る方針について（改訂
て記載
版）

－

・まとめ資料として新規作成（論点No.207，208の反映）

委員指摘事項及び県民意見への回答による資料
修正

当回WTの個別論
点資料からの新規追加分

備考

２０２４年７月２３日
日本原子力発電株式会社
茨城県原子力安全対策委員会

東海第二発電所安全性検討ワーキングチーム

説明資料改正履歴

改正概要

改正理由

WT説明回

改正資料名称

改正
ページ

第28回

外部事象対策について（改訂版）（自然事象（地震・津波を除く）及び人為事
象への対応）

106

第28回

・自然災害及び人為事象に対する対策のうちソ
外部事象対策について
フト対応によるものに係る必要人員や設備・資 委員指摘事項及（改訂版）
243～ 機材等について，具合的な必要人員，装備・資 び県民意見への（自然事象（地震・津262 機材等，SBO（全交流動力電源喪失）を想定した 回答による資料
波を除く）及び人為事
対応方法について追加
修正
象への対応）（論点No.49の反映）

第28回

外部事象対策について（改訂版）
・自然現象の重畳に関する設計上の考慮につい 当回WTの個別論（自然事象（地震・津 72～95 て追加
点資料からの新波を除く）及び人為事（論点No.50の反映）
規追加分
象への対応）

第28回

外部事象対策について
・火山灰の降下・堆積に係る時間的な検討及び（改訂版）
それを踏まえた各種対策の有効性について，具159～（自然事象（地震・津体的なフィルタ交換頻度等を示すため改良型
170
波を除く）及び人為事
フィルタの性能試験結果を追加
象への対応）（論点No.51の反映）

委員指摘事項及び県民意見への回答による資料修正

第28回

外部事象対策について
・竜巻襲来予測時における車両に対する具体的（改訂版）
107～ な運用について，具体的な固縛装置の詳細を追（自然事象（地震・津109 加波を除く）及び人為事（論点No.52の反映）
象への対応）

委員指摘事項及び県民意見への回答による資料修正

第28回

外部事象対策について（改訂版）
・竜巻飛来物が原子炉建屋外壁に衝突した際の 当回WTの個別論
110～（自然事象（地震・津建屋内設備への影響について追加
点資料からの新119波を除く）及び人為事（論点No.230の反映）
規追加分
象への対応）

137

第28回

・新規制基準対応に伴う設備・機器等の新設・追設後の作業スペースに関する考慮について，
停止・冷却設備への対26～29 新設設備に干渉する階段の設計変更後の設置イ
応について（改訂版）
メージを追加（論点No.99の反映）

138

第28回

141

第28回

142

第28回

143

第28回

144

第28回

145

第28回

146

第28回

147

第28回

No.

131

132

133

134

135

136

重大事故等に対する安全対策の手順及び有効性評価について（改訂版）
重大事故等に対する安全対策の手順及び有効性評価について（改訂版）
重大事故等に対する安全対策の手順及び有効性評価について（改訂版）
重大事故等に対する安全対策の手順及び有効性評価について（改訂版）

委員指摘事項及・竜巻飛来物の貫通限界厚さを算定するDegen式
び県民意見への等の解説を記載し，貫通限界厚さの保守性を示
回答による資料
すため感度評価を併記
修正

委員指摘事項及び県民意見への回答による資料
修正

LOCA等に起因する重大事故時の制御棒の溶融に当回WTの個別論
176～ 関する知見及び原子炉停止機能への影響等につ点資料からの新177 いて追加
規追加分（論点No.197の反映）
178～ 原子炉停止系統の信頼性について追加
183 （論点No.198の反映）

当回WTの個別論
点資料からの新規追加分

新規制基準に基づく安全対策後の残余のリスク 当回WTの個別論
184～等に係る定量的評価について追加
点資料からの新207（論点No.152の反映）
規追加分
プラント状態を踏まえたリスク評価について追 当回WTの個別論
208～
加点資料からの新211（論点No.195の反映）
規追加分

委員指摘事項及
津波対策への対応につ地震以外に起因する津波の評価の記載修正（論 び県民意見への77～99
いて（改訂版）
点No.40資料修正の反映）
回答による資料
修正委員指摘事項及
津波対策への対応につ 189～ 津波漂流物評価の記載修正（論点No.41資料修正 び県民意見へのいて（改訂版）
220 の反映）
回答による資料
修正委員指摘事項及
津波対策への対応につ 263～ 津波ＰＲＡの記載修正（論点Ｎo.43,44,45,48資 び県民意見へのいて（改訂版）
266 料修正の反映）
回答による資料修正
産業技術総合研究所の研究チームが発表した房当回WTの個別論
津波対策への対応につ 297～ 総半島沖の巨大地震による津波に係る新知見の点資料からの新
いて（改訂版）
300 東海第二発電所への影響について資料追加（論規追加分点No.228新規回答の反映）

備考

２０２４年７月２３日
日本原子力発電株式会社
茨城県原子力安全対策委員会

改正資料名称改正
ページ

東海第二発電所安全性検討ワーキングチーム

説明資料改正履歴

改正概要

改正理由

No.

WT説明回

148

第28回

委員指摘事項及
地震調査研究推進本部 活断層及び海溝型地震
地震対策への対応につ 360～び県民意見へのの長期評価（2019年2月公表）を踏まえた評価のいて（改訂版）
370
回答による資料
記載修正（論点No.25資料修正の反映）
修正

149

第28回

新設する構築物，系統及び機器を含めた安全裕 当回WTの個別論
地震対策への対応につ 621～
度評価の結果について資料追加（論点No.12新規 点資料からの新
いて（改訂版）
629
回答の反映）
規追加分

備考