東海第二発電所 新規制基準適合への対応状況(溢水による損傷の防止等(第9条))

PD-9-2 改3 平成29年7月21日

第９条第１項は，安全施設は発電用原子炉施設内における溢水が発生した場合においても安全機能が損なわれないように設計することを要求している。また，同条第２項の規定においては，設計基準対象施設について，発電用原子炉施設内の放射性物質を含む液体を内包する容器又は配管の破損によって当該容器又は配管から放射性物質を含む液体が溢れた場合において，当該液体が管理区域外へ漏えいしないように設計することを要求しているため，以下の事項について対応状況を示す。
(溢水による損傷の防止等)第九条 安全施設は，発電用原子炉施設内における溢水が発生した場合においても安全機能を損なわないものでなければならない。
2

設計基準対象施設は，発電用原子炉施設内の放射性物質を含む液体を内包する容器又は配管の破損によって当該容器又は配管から放射性物質を含む液体があふれ出た場合において，当該液体が管理区域外へ漏えいしないものでなければならない。

(解釈)
第9条(溢水による損傷の防止等)
1第1項は，設計基準において想定する溢水に対して，安全施設が安全機能を損なわないために必要な安全施設以外の施設又は設備等（重大事故等対処設備を含む。）への措置を含む。

2

第1項規定する「発電用原子炉施設内における溢水」とは，発電用原子炉施設内に設置された機器及び配管の破損（地震起因を含む），消火系統等の作動又は使用済燃料貯蔵槽のスロッシングにより発生する溢水をいう。

3

第1項に規定する「安全機能を損なわないもの」とは，発電用原子炉施設内部で発生が想定される溢水に対し，原子炉を高温停止でき，引き続き低温停止，及び放射性物質の閉じ込め機能を維持できること，また，停止状態にある場合は，引き続きその状態を維持できることをいう。さらに，使用済燃料貯蔵槽においては，プール冷却機能及びプールへの給水機能を維持できることをいう。

9 溢水-1

第９条 内部溢水
１．設計上対処すべき施設を抽出するための方針 ............................................................................................................................................... 9 溢水-6
２．考慮すべき溢水事象 .................................................................................................................................................................... 9 溢水-12
３．溢水源及び溢水量の想定 ................................................................................................................................................................ 9 溢水-14
３．１ 破損による溢水 ................................................................................................................................................................... 9 溢水-14
３．２ 消火水の放水による溢水 ........................................................................................................................................................... 9 溢水-18（１）a.スプリンクラーからの放水 ........................................................................................................................................................ 9 溢水-18（１）b.消火栓からの放水 ................................................................................................................................................................ 9 溢水-19（２）高エネルギー配管破損とスプリンクラーからの放水が同時に発生する溢水 ................................................................................................................ 9 溢水-21（３）原子炉格納容器スプレイ系統からの放水による溢水 .................................................................................................................................... 9 溢水-21
３．３ 地震による溢水 ................................................................................................................................................................... 9 溢水-22（１）発電所内に設置された機器の破損による漏水 .......................................................................................................................................... 9 溢水-22（２）使用済燃料貯蔵プールのスロッシングによる溢水 ...................................................................................................................................... 9 溢水-24
３．４ その他の要因による溢水 ........................................................................................................................................................... 9 溢水-25
４．溢水防護区画及び溢水経路を設定するための方針 .......................................................................................................................................... 9 溢水-26
５．防護対象設備を防護するための設計方針 .................................................................................................................................................. 9 溢水-33（１）没水の影響に対する設計方針 ........................................................................................................................................................ 9 溢水-34（２）被水の影響に対する設計方針 ........................................................................................................................................................ 9 溢水-39（３）蒸気放出の影響に対する設計方針 .................................................................................................................................................... 9 溢水-43（４）その他の要因による溢水に対する設計方針 ............................................................................................................................................ 9 溢水-46（５）使用済燃料ピットのスロッシング後の機能維持に関する設計方針 ........................................................................................................................ 9 溢水-47
６．溢水防護区画外で発生した溢水に対する流入防止に関する設計方針 .......................................................................................................................... 9 溢水-49
７．放射性物質を含んだ液体の管理区域外への漏えいを防止するための設計方針 .................................................................................................................. 9 溢水-54
８．溢水によって発生する外乱に対する評価方針 .............................................................................................................................................. 9 溢水-55

9 溢水-2

設置許可基準規則第九条 適合への対応状況
設置許可基準規則/解釈（ガイド）第九条 安全施設は，発電用原子炉施設内における溢水が発生した場合においても安全機能を損なわないものでなければならない。

基準適合への対応状況適合のための設計方針
第１項について安全施設は，発電用原子炉施設内における溢水が発生した場合においても，安全機能を損なわない設計とする。

審査資料記載内容
1.1 溢水防護に関する基本方針
安全施設は，発電用原子炉施設内における溢水が発生した場合においても，安全機能を損なわない設計とする。具体的には，原子炉施設内に設置された機器及び配管の破損（地震起因を含む），消火系

そのために，発電用原子炉施設内における溢水が発生した場合に統等の作動及び使用済燃料プールのスロッシング及び自然現象やそおいても，原子炉を高温停止でき，引き続き低温停止，及び放射性の波及的影響等により発生する溢水に対して，原子炉を高温停止し，物質の閉じ込め機能を維持できる設計とする。また，停止状態にあ引き続き低温停止及び放射性物質の閉じ込め機能を維持できる設計

る場合は，引き続きその状態を維持できる設計とする。さらに使用とする。また，原子炉が停止状態にある場合は引き続きその状態を済燃料プールにおいては，使用済燃料プールの冷却機能及び使用済維持できる設計とする。さらに，使用済燃料プールの冷却及び給水

燃料プールへの給水機能を維持できる設計とする。

機能を維持できる設計とする。

なお，発電用原子炉施設内における溢水として，発電用原子炉施設内に設置された機器及び配管の破損（地震起因を含む。
），消火系
統等の作動又は使用済燃料プールのスロッシングにより発生した溢水を考慮する。

備考

・重要度の特に高い安全機能を有する系統が，その安全機能を適切に維持するために必要な設備
・燃料プール冷却及び燃料プールへの給水の機能を適切に維持するために必要な設備
発電用原子炉施設内における溢水として，発電用原子炉施設内に

2

設計基準対象施設は，発電用原子炉施設内

第２項について設置された機器及び配管の破損（地震起因を含む），消火系統等の作の放射性物質を含む液体を内包する容器又

設計基準対象施設は，原子炉施設内の放射性物質を含む液体を内動又は使用済燃料プールのスロッシングにより発生した溢水を考慮

は配管の破損によって当該容器又は配管か包する容器又は配管の破損によって当該容器又は配管から放射性し，防護対象設備が没水，被水及び蒸気の影響を受けて，その安全ら放射性物質を含む液体があふれ出た場合物質を含む液体があふれ出た場合において，当該液体が管理区域外

機能を損なわない設計（多重性又は多様性を有する設備が同時にそにおいて，当該液体が管理区域外へ漏えいしへ漏えいしない設計とする。

の安全機能を損なわない設計）とする。

ないものでなければならない。
〇

自然現象による溢水影響の考慮
地震及び津波以外にも，洪水，竜巻，風（台風），降水，高潮といった自然現象により，防護対象設備が機能喪失することはなく，溢水評価に影響ないことを以下のとおり確認している。
また，放射性物質を含む液体を内包する容器又は配管が破損する
ことにより，当該容器又は配管から放射性物質を含む液体の漏えいを想定する場合には，溢水が管理区域外へ漏えいしないよう，建屋
内の壁，扉，堰等により伝播経路を制限する設計とする。
溢水防護を考慮した設計にあたり，具体的な設計方針を以下のとおりとする。また，この基本方針を第 1.1-1 図に示す。
(1) 原子炉施設内で溢水が生じた場合においても，原子炉を高温停止し，引き続き低温停止及び放射性物質の閉じ込め機能を維持するために必要となる設備，原子炉が停止状態にある場合は引き続きその状態を維持するために必要となる設備，使用済燃料プール

9 溢水-3

設置許可基準規則/解釈（ガイド）基準適合への対応状況

審査資料記載内容

備考の冷却及び給水機能を維持するための設備について，以下の設計（解釈）
１【解釈１関連】

上の配慮を行う。

第1項は，設計基準において想定する溢水設計基準において想定する溢水に対して，安全施設が安全機能に対して，安全施設が安全機能を損なわな

を損なわないために必要な安全施設以外の施設又は設備等からいために必要な安全施設以外の施設又はの影響がないことを確認した。

ａ．内部溢水の発生を防止するため，原子炉施設内の系統及び機器は，その内部流体の種類や温度，圧力等に従い，適切な構造，
強度を有するよう設計する。

【別添資料1】

設備等（重大事故等対処設備を含む。）へ

ｂ．内部溢水発生時の早期検知，溢水発生確認後の適切な隔離措置等が可能な設計とする。

の措置を含む。

ｃ．防護対象設備の設置されている建屋内及び建屋外で発生する溢水に対して，溢水の伝播を考慮し，溢水の拡大防止，他設備
２第1項規定する「発電用原子炉施設内にお【解釈２関連】

や区画等への影響防止を考慮して原子炉施設内の機器の適切なける溢水」とは，発電用原子炉施設内に設「発電用原子炉施設内における溢水」は，以下のとおりとした。

置された機器及び配管の破損（地震起因を○溢水の影響を評価するために想定する機器の破損等により生含む），消火系統等の作動又は使用済燃料貯蔵槽のスロッシングにより発生する溢
水をいう。

じる溢水

構造，強度及び止水性能を有するよう設計する。
止水処置の選定においては，シール材の選定等における火災防護上の対策も考慮し，可能な限り火災荷重への影響を低減す○発電所内で生じる異常事態（火災を含む）の拡大防止のために設置される系統からの放水による溢水ることを考慮する。
ｄ．原子炉施設内での溢水事象（地震起因を含む）を想定し，原○地震に起因する機器の破損等により生じる溢水

子炉施設内での溢水の伝播経路及び滞留を考慮して，機器の多○使用済燃料プールのスロッシングにより生じる溢水

重性，多様性，各系統相互の隔離距離の確保，障壁等の設置に【別添資料1（1.:1 5）】より，同時に複数区分の安全機能が損なわれない設計とする。
さらに，溢水の影響により原子炉に外乱が及び，かつ，安全保【解釈３関連】
３

護系，原子炉停止系の作動を要求される場合には，その溢水の第1項に規定する「安全機能を損なわない

発電用原子炉施設内で溢水が発生した場合において，重要度の影響を考慮した上で，「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関もの」とは，発電用原子炉施設内部で発生

特に高い安全機能を有する設備並びに使用済燃料プールの冷却する審査指針」（以下「安全評価指針」という。
）に基づき発生が想定される溢水に対し，原子炉を高温停及び使用済燃料プールへの給水機能を適切に維持するために必が予想される運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故につい止でき，引き続き低温停止，及び放射性物

要な設備がその機能を失わない設計としている。

て安全解析を行い，当該事象を収束できる設計とする。

質の閉じ込め機能を維持できること，ま○原子炉停止，高温停止及び低温停止（停止状態の維持含む）に

なお，安全解析にあたっては，運転時の異常な過渡変化又はた，停止状態にある場合は，引き続きその必要な系統設備。また，運転時の異常な過渡変化及び設計基準

設計基準事故を収束させるために必要な設備の単一故障を考慮

状態を維持できることをいう。さらに，使事故を対象として，溢水により発生し得る原子炉外乱及び溢水

用済燃料貯蔵槽においては，プール冷却機の原因となり得る原子炉外乱も評価対象とする。

能及びプールへの給水機能を維持できることをいう。

○使用済燃料プールの冷却及びプールへの給水に必要な系統設備する。
(2) 原子炉施設内で溢水が発生した場合において，放射性物質によって汚染された液体が管理区域内に留まるよう，以下の設計上の配慮を行う。

【別添資料1（2.:6 35）】

ａ．高放射性液体を扱う大容量ポンプの設置区域や，廃液処理設
備の設置区域に対して，放射性液体の他区画への流出，拡大を防止する設計とする。
ｂ．原子炉施設内での溢水事象（地震起因を含む）を想定し，管理区域との境界の障壁等により，管理区域外への漏えいを防止する措置を講じる。

9 溢水-4

設置許可基準規則/解釈（ガイド）基準適合への対応状況

審査資料記載内容

備考

1.2 東海第二発電所の内部溢水影響評価に係る特徴について
評価の具体的な内容に入る前に，東海第二発電所の内部溢水評価に係る特徴について以下に示す。
(1) 基準津波が原子炉建屋及びタービン建屋の設置高さより高いことから，防護建屋や区画に対する津波浸水防止の対応を充実させる。具体的には，各防護区画における建屋外壁等の貫通部に止水措置を行い，区画の水密化を実施している。合わせて，津波の区画内への浸水を防止する措置を実施する。

9 溢水-5

設置許可基準規則/解釈（ガイド）１．設計上考慮すべき施設を抽出するための方針

基準適合への対応状況

1.7

溢水防護に関する基本方針
安全施設は，発電用原子炉施設内における溢水が発生した場合に２．２．２ 溢水から防護すべき対象設備

おいても，安全機能を損なわない設計とする。

審査資料記載内容

安全施設は，発電用原子炉施設内における溢水が発生した場合においても，安全機能を損なわない設計とする。具体的には，原子炉２．１項の溢水源及び溢水量の想定にあたってはそのために，発電用原子炉施設内における溢水が発生した場合に施設内に設置された機器及び配管の破損（地震起因を含む），消火系

発生要因別に分類したが、溢水から防護すべき対象

おいても，原子炉を高温停止でき，引き続き低温停止，及び放射性統等の作動及び使用済燃料プールのスロッシング及び自然現象やそ設備は、重要度の特に高い安全機能を有する系統

物質の閉じ込め機能を維持できる設計とする。また，停止状態にあの波及的影響等により発生する溢水に対して，原子炉を高温停止し，が、その安全機能を適切に維持するために必要な設る場合は，引き続きその状態を維持できる設計とする。さらに使用

引き続き低温停止及び放射性物質の閉じ込め機能を維持できる設計

備を防護対象設備とする。

済燃料プールにおいては，使用済燃料プールの冷却機能及び使用済とする。また，原子炉が停止状態にある場合は引き続きその状態を

燃料プールへの給水機能を維持できる設計とする。

維持できる設計とする。さらに，使用済燃料プールの冷却及び給水３．２．２ 溢水から防護すべき対象設備

これらの機能を維持するために必要な設備（以下「溢水防護対象

機能を維持できる設計とする。

３．１項の溢水源及び溢水量の想定にあたっては設備」という。
）について，設置許可基準規則第九条及び第十二条

設置許可基準規則第九条及び第十二条並びに「原子力発電所の内発生要因別に分類したが、溢水から防護すべき対象の要求事項を踏まえ「原子力発電所の内部溢水影響評価ガイド（平部溢水影響評価ガイド（平成 26 年 8 月 6 日原規技発第 1408064 号原

設備は、溢水の発生場所毎に「プール冷却」及び「プ

成26年8月6日原規技発 第1408064 号原子力規制委員会決定）」（以

子力規制委員会決定）」（以下「溢水評価ガイド」という。
）の要求事

ールへの給水」の機能を適切に維持するために必要

下「溢水評価ガイド」という。
）も参照し，以下のとおり選定する。

項を踏まえ，以下の設備を防護対象設備として選定する。

な設備を防護対象設備とする。

・重要度の特に高い安全機能を有する系統が，その安全機能を適切に維持するために必要な設備
・プール冷却及びプールへの給水の機能を適切に維持するために必要な設備

・重要度の特に高い安全機能を有する系統が，その安全機能を適切に維持するために必要な設備
・燃料プール冷却及び燃料プールへの給水の機能を適切に維持するために必要な設備

発電用原子炉施設内における溢水として，発電用原子炉施設内に発電用原子炉施設内における溢水として，発電用原子炉施設内に設置された機器及び配管の破損（地震起因を含む。
），消火系統等の設置された機器及び配管の破損（地震起因を含む），消火系統等の作作動並びに使用済燃料プールのスロッシングにより発生した溢水動又は使用済燃料プールのスロッシングにより発生した溢水を考慮を考慮し，溢水防護対象設備が没水，被水及び蒸気の影響を受けて，し，防護対象設備が没水，被水及び蒸気の影響を受けて，その安全

その安全機能を損なわない設計（多重性又は多様性を有する設備が機能を損なわない設計（多重性又は多様性を有する設備が同時にそ

同時にその安全機能を損なわない設計）とする。さらに，溢水の影の安全機能を損なわない設計）とする。

響により原子炉に外乱が及び，かつ，安全保護系，原子炉停止系の自然現象により発生する溢水及びその波及的影響により発生する作動を要求される場合には，その溢水の影響を考慮した上で，「発溢水に関しては，防護対象設備の配置を踏まえて，最も厳しい条件

電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針」（以下「安全となる影響を考慮し，防護対象設備が安全機能を損なわない設計と評価指針」という。
）に基づき必要な機器の単一故障を考慮し，発する。評価の詳細について，補足説明資料-4 に示す。

生が予想される運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故についまた，放射性物質を含む液体を内包する容器又は配管が破損するて安全解析を行い，炉心損傷に至ることなく当該事象を収束できる

ことにより，当該容器又は配管から放射性物質を含む液体の漏えい設計とする。

を想定する場合には，溢水が管理区域外へ漏えいしないよう，建屋

地震，津波，竜巻，大雨等の自然現象による波及的影響により発生する溢水に関しては，溢水防護対象設備及び溢水源となる屋外タ

内の壁，扉，堰等により伝播経路を制限する設計とする。
溢水防護を考慮した設計にあたり，具体的な設計方針を以下のとンク等の配置も踏まえて，最も厳しい条件となる自然現象による溢おりとする。また，この基本方針を第 1.1-1 図に示す。

水の影響を考慮し，溢水防護対象設備が安全機能を損なわない設計(1) 原子炉施設内で溢水が生じた場合においても，原子炉を高温停

とする。

備考

1.1 溢水防護に関する基本方針

止し，引き続き低温停止及び放射性物質の閉じ込め機能を維持するために必要となる設備，原子炉が停止状態にある場合は引き続

9 溢水-6

設置許可基準規則/解釈（ガイド）基準適合への対応状況○設置許可基準規則第9条第2項に対する基本方針
放射性物質を含む液体を内包する容器又は配管が破損すること

審査資料記載内容の冷却及び給水機能を維持するための設備について，以下の設計により，当該容器又は配管から放射性物質を含む液体の漏えいを想上の配慮を行う。

定する場合には，溢水が管理区域外へ漏えいしないよう，建屋内のａ．内部溢水の発生を防止するため，原子炉施設内の系統及び機壁，扉，堰等により伝播経路を制限する設計とする。

備考

きその状態を維持するために必要となる設備，使用済燃料プール

器は，その内部流体の種類や温度，圧力等に従い，適切な構造，
強度を有するよう設計する。

（補足1:1 8）（補足3:１〜30）】【別添資料1（1.:1 5）

ｂ．内部溢水発生時の早期検知，溢水発生確認後の適切な隔離措置等が可能な設計とする。
ｃ．防護対象設備の設置されている建屋内及び建屋外で発生する溢水に対して，溢水の伝播を考慮し，溢水の拡大防止，他設備や区画等への影響防止を考慮して原子炉施設内の機器の適切な構造，強度及び止水性能を有するよう設計する。
止水処置の選定においては，シール材の選定等における火災防護上の対策も考慮し，可能な限り火災荷重への影響を低減することを考慮する。
ｄ．原子炉施設内での溢水事象（地震起因を含む）を想定し，原子炉施設内での溢水の伝播経路及び滞留を考慮して，機器の多重性，多様性，各系統相互の隔離距離の確保，障壁等の設置により，同時に複数区分の安全機能が損なわれない設計とする。
さらに，溢水の影響により原子炉に外乱が及び，かつ，安全保護系，原子炉停止系の作動を要求される場合には，その溢水の影響を考慮した上で，「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針」（以下「安全評価指針」という。
）に基づき発生が予想される運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故について安全解析を行い，当該事象を収束できる設計とする。
なお，安全解析にあたっては，運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故を収束させるために必要な設備の単一故障を考慮する。
(2) 原子炉施設内で溢水が発生した場合において，放射性物質によって汚染された液体が管理区域内に留まるよう，以下の設計上の配慮を行う。
ａ．高放射性液体を扱う大容量ポンプの設置区域や，廃液処理設
備の設置区域に対して，放射性液体の他区画への流出，拡大を防止する設計とする。
ｂ．原子炉施設内での溢水事象（地震起因を含む）を想定し，管理区域との境界の障壁等により，管理区域外への漏えいを防止する措置を講じる。

9 溢水-7

設置許可基準規則/解釈（ガイド）基準適合への対応状況

審査資料記載内容

備考

1.7.1 設計上対処すべき施設を抽出するための方針
補足説明資料-1

安全施設は，発電用原子炉施設内における溢水が発生した場合に設置許可基準規則第十二条の要求について

補足説明資料-3 内部溢水により想定される事象の確認結果

おいても安全機能を損なわない設計とする。その上で，溢水防護対象設備は，原子炉を高温停止でき，引き続き低温停止，及び放射性物質の閉じ込め機能を維持するために必要な設備，また，停止状態

2. 溢水防護対象設備の設定にある場合は引き続きその状態を維持するために必要な設備とし溢水から防護すべき溢水防護対象設備は，重要度の特に高い安全て，重要度の特に高い安全機能を有する系統が，その安全機能を損機能を有する系統が，その安全機能を適切に維持するために必要ななわない設計とするために必要な設備とする。

設備，使用済燃料プールの冷却及び給水の機能を適切に維持するた

さらに，使用済燃料プールの冷却機能及び使用済燃料プールへの給水機能を維持するための系統設備も溢水防護対象設備とする。

めに必要な設備とする。
2.1 設置許可基準規則 第九条及び第十二条並びに溢水評価ガイドの・原子炉停止：原子炉停止系（制御棒)

要求事項について・崩壊熱除去：原子炉隔離時冷却系，残留熱除去系，高圧炉心ス

設置許可基準規則第九条及び第十二条並びに溢水評価ガイドの要

プレイ系，低圧炉心スプレイ系
・原子炉減圧：自動減圧系

求事項を踏まえ，防護対象設備を選定する。
(1) 設置許可基準第九条及びその解釈は，安全施設が内部溢水で機能・安全上重要な関連系（中央制御室，中央制御室換気空調系，原喪失しないことを求めている。さらに，使用済燃料プールにおい

子炉補機冷却系，補機冷却海水系，残留熱除去系海水系，非常ては，プール冷却機能及びプールへの給水機能を維持できることを求めている。

用ディーゼル発電機海水系，高圧炉心スプレイ系ディーゼル発
電機海水系，非常用電源系，電気盤）(2) さらに，設置許可基準規則第十二条では，安全施設が安全機能を果たすための要求が記載されている。また，第十二条の解釈に示

以上の系統設備に加え，発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関されている安全機能に対応する系統・機器を第 2.1-1 表に示す。

する審査指針を参考に，以下の溢水により発生し得る原子炉外乱及び溢水の原因となり得る原子炉外乱に対処する設備を抽出する。
・想定破損による溢水（単一機器の破損を想定）(3)

使用済燃料プールのプール冷却機能及びプールへの給水機能を維持するための機能・系統について第 2.1-2 表に示す。

・消火水の放水による溢水（単一の溢水源を想定）
・地震による耐震Ｂ，Ｃクラス機器からの溢水抽出に当たっては，溢水事象となり得る運転時の異常な過渡変化

なお，安全機能を有する構築物，系統及び機器（以下，「安全施設」という。
）の全体像は，「重要度分類審査指針」における分類で及び設計基準事故も考慮する。また、地震に対しては溢水だけでな

PS-1,2,3，MS-1,2,3 に該当する構築物，系統及び機器であり，これく，地震に起因する原子炉外乱（外部電源喪失等）も考慮する。

ら安全施設と重要度の特に高い安全機能を有する系統の関連性につ

溢水評価上想定する起因事象として抽出する運転時の異常な過いて第 2.1-3 表に示す。

渡変化及び設計基準事故を第1.7.1-1 表及び第1.7.1-2 表に示す。
また，溢水評価上想定する事象とその対処系統を第1.7.1-3 表に示

第2.1-1表 第十二条の解釈に記載する安全機能と系統・機器

す。

第2.1-2表 燃料プール冷却及びプールへの給水機能を有する系
統・機器

以上の考えに基づき選定された溢水から防護すべき系統設備を
第1.7.1-4表に示す。

2.2 防護対象設備の抽出

なお，抽出された溢水防護対象設備のうち，以下の設備は溢水影設置許可基準規則第九条（溢水による損傷の防止等）及び第十二響を受けても，必要とされる安全機能を損なわないことから，溢水条（安全施設）並びに溢水評価ガイドの要求事項を踏まえ，防護対による影響評価の対象として抽出しない。

象設備を選定する。

9 溢水-8

設置許可基準規則/解釈（ガイド）基準適合への対応状況

審査資料記載内容

備考(1) 重要度の特に高い安全機能を有する系統がその安全機能を適切(1) 溢水の影響を受けない静的機器
構造が単純で外部から動力の供給を必要としないことから，溢に維持するために必要な設備

水の影響を受けて安全機能を損なわない容器，熱交換器，フィル設置許可基準規則第九条の解釈によると「安全機能を損なわな

タ，安全弁，逆止弁，手動弁，配管及び没水に対する耐性を有す

いもの」とは，「発電用原子炉施設内部で発生が想定される溢水にるケーブル。

対し，原子炉を高温停止でき，引き続き低温停止，及び放射性物(2) 原子炉格納容器内に設置されている機器

質の閉じ込め機能を維持できること，また，停止状態にある場合

原子炉格納容器内で想定される溢水である原子炉冷却材喪失

は，引き続きその状態を維持できること，さらに，使用済燃料プ（以下「LOCA」という。
）時の原子炉格納容器内の状態を考慮しールにおいては，プール冷却機能及びプールへの給水機能を維持ても，没水，被水及び蒸気の影響を受けないことを試験も含めてできること」とされている。
一方，溢水評価ガイドでは防護対象設備について「重要度の特確認している機器。
(3) 動作機能の喪失により安全機能に影響しない機器
機能要求のない電動弁及び状態が変わらず安全機能に影響しに高い安全機能を有する系統が，その安全機能を適切に維持するために必要な設備」とされており，さらに「溢水により原子炉にない電動弁等は，機能喪失しても安全機能に影響しない。

外乱が及び，かつ，安全保護系，原子炉停止系の作動を要求されフェイルセーフ設計となっている機器であっても，電磁弁,空る場合には，その影響（溢水）を考慮し，安全評価指針に基づき気作動弁については，安全側に防護対象設備に分類。
(4) 他の機器で代替できる機器

安全解析を行う必要がある。
」という要求がある。
これらの要求を踏まえ，必要な系統・機能を選定し，これらの他の機器により要求機能が代替できる機器。ただし，代替する
他の機器が同時に機能喪失しない場合に限る。

機能を達成するために必要な以下の系統・設備を防護対象設備として抽出した。
・原子炉停止：原子炉停止系（制御棒)【別添資料1（2.:7 35】

・崩壊熱除去：残留熱除去系，原子炉隔離時冷却系，高圧炉心スプ
レイ系，低圧炉心スプレイ系
・原子炉減圧：自動減圧系
・安全上重要な関連系（中央制御室，中央制御室換気空調系，原子炉補機冷却系，補機冷却海水系，残留熱除去系海水系，非常用ディーゼル発電機海水系，高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系，非常用電源系，電気盤）
また，発電用原子炉施設の安全評価に関する審査指針を参考に，運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故のうち，溢水によって発生する可能性がある原子炉外乱及び溢水の原因となる可能性のある原子炉外乱を抽出し，その対処に必要な系統設備を防護対象設備として第2.2-1表〜第2.2-3表のとおり抽出した。
原子炉に外乱が発生した後，原子炉を低温停止に移行する際のフローを第2.2-1図に示す。

第 2.2-1 表 溢水評価上想定する起因事象の抽出（運転時の異常な過渡変化）

9 溢水-9

設置許可基準規則/解釈（ガイド）基準適合への対応状況

審査資料記載内容

備考

第 2.2-1 表 溢水評価上想定する起因事象の抽出（運転時の異常な過渡変化）
第 2.2-3 表 溢水評価上想定する事象とその対処系統(2) 使用済燃料プールの冷却・給水機能を適切に維持するために必要な設備
使用済燃料プールを保安規定で定めた水温（65℃以下）に維持する必要があるため，使用済燃料プールの冷却系統の機能維持に必要な設備を防護対象設備として抽出した。
また，使用済燃料プールの放射線を遮へいするための水量を維持する必要があるため，使用済燃料プールの給水機能の維持に必要な設備を防護対象設備として抽出した。
(3) 防護対象設備のうち溢水影響評価対象の選定について
防護対象設備として抽出した設備について，更に，その仕様や機能等に基づき溢水影響評価対象とする設備を選定した。なお，
溢水影響評価対象の選定フローを第 2.2-2 図に，溢水影響評価の対象外とする理由について第 2.2-4 表に示す。
第 2.2-2 図に示した防護対象設備の選定フローにより選定された防護対象設備について，系統，設備名，設置建屋，機能喪失高さ及び設置高さを防護対象設備リストとして，添付資料-1 第 3 表に示す。
同様に第 2.2-4 表の選定により詳細な評価の対象から除外された設備について，系統，設置場所，設備名及び除外理由をリストとしてまとめ，添付資料-1 第 5 表に示す。
添付資料 1.3

溢水評価の対象外とする防護対象設備の考え方について
第3表「防護対象設備リスト」
第5表「評価対象除外リスト」

補足説明資料-1

設置許可基準規則第十二条の要求について

設置許可基準規則第十二条では，安全施設が安全機能を果たすための要求が記載されており，この要求への対応について整理する。
1.1 第十二条 第２項への適合について
1.1.1 定義
「多重性」，
「多様性」，「独立性」の定義については，「実

9 溢水-10

設置許可基準規則/解釈（ガイド）基準適合への対応状況

審査資料記載内容

備考

用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則」第二条第２項にて以下のように定められている。
1.1.2 確認プロセス
本文第 2.1-1 表にて抽出された重要度の特に高い安全機能の溢水事象に対する多重性・多様性・独立性の確保に関して，以下第 1 図により確認し，その結果，詳細確認を実施する対象として抽出された系統を第 1 表にまとめる。
結果として，いずれの機能に対しても多重性・多様性・独立性に問題のないことを確認した。
補足説明資料-3

内部溢水により想定される事象の確認結果

内部溢水により原子炉に外乱が及ぶ場合にどのような事象が起こる可能性があるかについて，重畳事象を含めて分析し，発生する可能性のある事象に対して単一故障を想定した場合においても収束が可能であるか否か，また，安全停止が可能であるかについて解析的に確認を行った。
この結果，内部溢水を起因として発生する過渡的な事象に対して，単一故障を想定しても，影響緩和系により事象は収束し，原子炉が安全停止を維持できることを確認した。

9 溢水-11

設置許可基準規則/解釈（ガイド）基準適合への対応状況

審査資料記載内容

備考

２．考慮すべき溢水事象

1.7.2 考慮すべき溢水事象
設置許可基準規則（溢水による損傷の防止）

3. 溢水源の想定

溢水源及び溢水量としては，発生要因別に分類した以下の溢水を溢水源としては，発生要因別に分類した以下の溢水を想定する。

想定して評価することとし，評価条件については評価ガイドを参照(1) 溢水の影響を評価するために想定する機器の破損等（以下「想する。
第九条 安全施設は，発電用原子炉施設内における溢水が発生した場合においても安全機能を損なわないものでなければならない。

定破損」という。
）により生じる溢水

a．溢水の影響を評価するために想定する機器の破損等により生じる溢水（以下「想定破損による溢水」という。
）
b．発電所内で生じる異常状態（火災を含む。
）の拡大防止のために設置される系統からの放水による溢水（以下「消火水の放水(解釈)
２による溢水」という。
）(2) 発電所内で生じる異常状態（火災を含む）の拡大防止のために設置される系統からの放水による溢水(3) 地震に起因する機器の破損等により生じる溢水(4) その他の要因（地下水の流入，地震以外の自然現象，機器の誤作動等）により生じる溢水（以下「その他の溢水」という。
）

第1項規定する「発電用原子炉施設内におc．地震に起因する機器の破損等により生じる溢水（使用済燃料

想定破損により生じる溢水では，溢水源となり得る機器は流体

ける溢水」とは，発電用原子炉施設内に設プールのスロッシングにより発生する溢水を含む。
）（以下「地を内包する配管とし，地震起因による溢水では，防護対象設備の震起因による溢水」という。
）

設置された建物・区画内において流体を内包する配管及び容器（タ

置された機器及び配管の破損（地震起因を含む），消火系統等の作動又は使用済燃料貯蔵槽のスロッシングにより発生する溢d．その他の要因（地下水の流入，地震以外の自然現象，機器の誤作動等）により生じる溢水（以下「その他の溢水」という。
）

ンク，熱交換器，ろ過脱塩器等）を溢水源となりうる機器として抽出した。ここで抽出された機器を想定破損及び地震起因のそれ
ぞれの評価での溢水源として考慮した。

水をいう。

溢水源となり得る機器は，流体を内包する容器及び配管とし，a.
又はc.の評価において破損を想定するものは，それぞれの評価での２．原子炉施設の溢水評価
２．１ 溢水源及び溢水量の想定
溢水源としては、発生要因別に分類した以下の溢水を想定する。
（１） 溢水の影響を評価するために想定する機器の破損等により生じる溢水

溢水源として設定する。

3.4 その他の溢水
その他の溢水については，地下水の流入，大雨，屋外タンクの竜a.又はb.の溢水源の想定にあたっては，一系統における単一の機

巻による飛来物の衝突による破損に伴う漏えい等の地震以外の自然器の破損，又は単一箇所での異常状態の発生とし，他の系統及び機現象やその波及的影響に伴う溢水，機器の誤作動や弁グランド部，器は健全なものと仮定する。また，一系統にて多重性又は多様性を

配管フランジ部からの漏えい事象等が想定されるが，その発生漏え有する機器がある場合においても，そのうち単一の機器が破損する

い量は，想定破損による生じる溢水量に包含される。

と仮定する。

（２） 発電所内で生じる異常状態（火災を含む）の拡大防止のために設置される系統からの【別添資料1（3.:42,52）（補足4:1 4）】

補足説明資料-4 自然現象による溢水影響の考慮について

放水による溢水（３） 地震に起因する機器の破損等により生じる
溢水
ここで、上記（１）、（２）の溢水源の想定にあたっては、一系統における単一の機器の破損とし、他の系統及び機器は健全なものと仮定する。
また、一系統にて多重性又は多様性を有する機器がある場合においても、そのうち単一の機器が破損すると仮定する。
ユニット間で共用する建屋及び一体構造の建9 溢水-12

設置許可基準規則/解釈（ガイド）基準適合への対応状況

審査資料記載内容

備考

屋に設置される機器にあっては、共用、非共用機器に係わらずその建屋内で単一の溢水源を想定
し、建屋全体の溢水経路を考慮する。
なお、上記（３）の地震に起因する溢水量の想定において、基準津波によって、取水路、排水路等の経路から安全機能を有する設備周辺への浸水が生じる場合、又は地震時の排水ポンプの停止によって原子炉施設内への地下水の浸入が生じる場合には、その浸水量を加味すること。

9 溢水-13

設置許可基準規則/解釈（ガイド）基準適合への対応状況

審査資料記載内容

備考

３．溢水源及び溢水量の想定
３．１ 破損による溢水

1.7.3 溢水源及び溢水量の想定

3.1 溢水の影響を評価するために想定する機器の破損等により生じ

1.7.3.1 想定破損による溢水

る溢水

２．１．１ 溢水の影響を評価するために想定する (1) 想定破損における溢水源の想定
機器の破損等により生じる溢水破損を想定する機器は、配管（容器の一部であ想定破損による溢水については，単一の配管の破損による溢水を想定して，配管の破損箇所を溢水源として設定する。

って、配管形状のものを含む。）とする。配管のまた，破損を想定する配管は，内包する流体のエネルギーに応じ破損は、内包する流体のエネルギーに応じて①エて，以下で定義する高エネルギー配管又は低エネルギー配管に分類

ネルギー配管及び②低エネルギー配管の２種類する。

いて添付資料-8 に示す。
○高エネルギー配管:完全全周破断○低エネルギー配管:配管内径の 1／2 の長さと配管肉厚の 1／2 の幅を有する貫通クラック（以下「貫通クラック」という。
）に分類し、破損を想定する。分類にあたっては、・「高エネルギー配管」とは，呼び径25A（1B）を超える配管であ

付録Ａによること。（解説−２．１．１−１）って，プラントの通常運転時に運転温度が95℃を超えるか又は破損を想定する位置は、安全機能への影響が最運転圧力が1.9MPa[gage]を超える配管。ただし，被水及び蒸気も大きくなる位置で漏水が生じるものとする。た

ここで配管の破損形状は，内包する流体のエネルギーに応じて溢水評価ガイドに従い以下の 2 種類に分類した。破損形状の評価につの影響については配管径に関係なく評価する。

なお，高エネルギー配管及び低エネルギー配管の分類は以下とする。分類及び運用について添付資料-2 に示す。
○「高エネルギー配管」は，呼び径 25A（1B）を超える配管でプラントの通常運転時に運転温度が 95℃を超えるか又は運転圧力がだし、配管の高さや引き回し等の関係から保有水

・「低エネルギー配管」とは，呼び径25A（1B）を超える配管であ量の流出範囲が明確に示せる場合は、その範囲のって，プラントの通常運転時に運転温度が95℃以下で，かつ運保有水量を放出するものとして溢水量を算出で転圧力が1.9MPa[gage]以下の配管。ただし，被水の影響につい○「低エネルギー配管」は，呼び径 25A（1B）を超える配管でプラきる。（流体を内包する配管の破損による溢水のては配管径に関係なく評価する。なお，運転圧力が静水頭圧のントの通常運転時に運転温度が 95℃以下で，かつ運転圧力が詳細評価については附属書Ａを参照のこと。）

配管は除く。

1.9MPa[gage]以下の配管。ただし，被水及び蒸気の影響につい溢水量は、以下を考慮して破損を想定する系統

・高エネルギー配管として運転している割合が当該系統の運転しが漏えいするものとして求める。

ている時間の2％又はプラント運転期間の1％より小さければ，・ 高エネルギー配管については、完全全周破断

低エネルギー配管として扱う。

・ 低エネルギー配管については、配管内径の1/2

配管の破損形状の想定に当たっては，高エネルギー配管は，原則の長さと配管肉厚の1/2 の幅を有する貫通ク「完全全周破断」，低エネルギー配管は，原則「配管内径の1/2の長ラック（以下、「貫通クラック」という。）

さと配管肉厚の1/2の幅を有する貫通クラック（以下「貫通クラッ（解説−２．１．１−２）

ク」という。
）」を想定する。ただし，応力評価を実施する配管につ

なお、循環水管の破損は、過去の事例等を考慮

いては，発生応力Snと許容応力Saの比により，以下で示した応力評

して伸縮継手部に設定すること。
（解説−２．１．

価の結果に基づく破損形状を想定する。また，応力評価の結果によ

１−３）

り破損形状の想定を行う場合は，評価結果に影響するような減肉がないことを確認するために継続的な肉厚管理を実施する。

を考慮することができる。
また、漏えい停止機能を期待する場合は、停止までの適切な時間を考慮して溢水量を求める

いては配管径に関係なく評価する。

ては配管径に関係なく評価する。なお，運転圧力が静水頭圧の配管は除く。
ただし，高エネルギー配管として運転している割合が当該系統の運転している時間の 2％又はプラント運転期間の 1％より小さければ，低エネルギー配管として扱う。
第 3.3-1 表 溢水源として想定する系統(想定破損)
添付資料-2 溢水源の分類及び運用について
高エネルギー配管のうち，低エネルギー配管とした 6 系統
（ほう酸水注入系，残留熱除去系，残留熱除去系海水系，高圧炉心スプレイ系，低圧炉心スプレイ系，原子炉隔離時冷却

ただし、漏えいを検出する機能が設置され、自動又は手動させることができる場合は、この機能

1.9MPa[gage]を超える配管。ただし，被水及び蒸気の影響につ【高エネルギー配管（ターミナルエンド部を除く。
）】
・原子炉冷却材圧力バウンダリ及び原子炉格納容器バウンダリの配管
Sn≦0.8×許容応力 ※1 ⇒ 破損想定不要系）について，高エネルギー状態にある運転期間を確認した
結果を第 1 表に示す。この結果より，すべての系統において，「高エネルギー状態にある運転期間」が「通常運転」の期間の 1％より小さいことを確認した。

※1 クラス1 配管は2.4Sm 以下，クラス2 配管は0.8Sa 以下

・原子炉冷却材圧力バウンダリ及び原子炉格納容器バウンダリ以
外の配管

添付資料-8 配管の破損位置及び破損形状の評価について
添付資料-9 減肉等による評価について

9 溢水-14

設置許可基準規則/解釈（ガイド）基準適合への対応状況

審査資料記載内容

備考

Sn≦0.4×許容応力 ※2 ⇒ 破損想定不要
ことができる。（付録Ｂ参照）漏えい停止を運転

0.4×許容応力 ※2＜Sn≦0.8×許容応力 ※3⇒貫通クラック

員等の手動操作に期待する場合にあたっては、保安規定又はその下位規定にその手順が明確にされていること。

※2 クラス1配管は1.2Sm 以下，クラス2，3又は非安全系配管は0.4Sa以下※3 クラス1配管は2.4Sm 以下，クラス2，3又は被安全系配管は0.8Sa以下【低エネルギー配管】
解説−２．１．１−１ 流体を内包する容器の破損による漏水について
容器の破損による溢水については、接続される配管の破損による溢水の評価に代表する。

・原子炉冷却材圧力バウンダリ及び原子炉格納容器バウンダリの配管Sn≦0.4Sa ⇒ 破損想定不要
・原子炉冷却材圧力バウンダリ及び原子炉格納容器バウンダ
リ以外の配管

解説−２．１．１−２ 低エネルギー配管に想定する貫通クラック
本評価ガイドでは、低エネルギー配管について貫通クラックを想定することを原則として

Sn≦0.4×許容応力 ※4 ⇒ 破損想定不要※4 クラス1配管は1.2Sm 以下，クラス2，3又は非安全系配管は0.4Sa以下

ここでSn，Sm，Sa は日本機械学会「発電用原子力設備規格 設計・
建設規格(JSME S NC1-2005)」による。

いる。これは、低エネルギー配管については、配管に破損が生じたとしても、低温低圧で使用(2) 想定破損における溢水量の設定

6. 想定破損評価に用いる各項目の算出及び影響評価

されるため配管応力は小さく、また、負荷変動想定する破損箇所は溢水防護対象設備への溢水影響が最も大き想定破損による溢水に対し，溢水源毎の溢水量を算出し，本文第 4の少ない運転形態のため応力の変動も少なくくなる位置とし，溢水量は，異常の検知，事象の判断及び漏えい箇

章にて設定した溢水経路をもとに，影響評価を実施する。評価方針

疲労によるき裂の進展は小さいことから、所の特定並びに現場又は中央制御室からの隔離により漏えい停止

としては，あらゆる箇所での溢水の発生を想定した上で，想定破損(1/2)D×(1/2)t クラックを想定すれば保守的するまでの時間（運転員の状況確認及び隔離操作含む。
）を適切にの溢水による防護対象設備への溢水影響の確認及び機能喪失の判定

な評価となるという考え方に基づいている。こ考慮し，想定する破損箇所から流出した漏水量と隔離後の溢水量とを実施し，多重性，多様性を有する防護対象設備の安全機能が同時の考え方は、米国ＮＲＣの BTP 3-4 を参考として隔離範囲内の系統の保有水量を合算して設定する。なお，手動に損なわれないことを確認する。

している。

による漏えい停止の手順は，保安規定又はその下位規定に定める。

多重性，多様性を有する防護対象設備の安全機能が同時に損なわ

ここで，漏水量は，配管の破損形状を考慮した流出流量に漏水箇れるおそれがある場合は，溢水源，溢水経路，又は防護対象設備にックの計算に用いる配管径は、内径としてい所の隔離までに必要な時間（以下「隔離時間」という。
）を乗じて対して，拡大防止対策，影響緩和対策，又は発生防止対策を組み合

る。

設定する。

わせることで安全機能を損なわない設計とする。上記の評価及び防また、低エネルギー配管に想定する貫通クラ護方針をフローとして以下第 6-1 図に示す。

これは、技術基準第４０条（廃棄物貯蔵設備
等）の解釈４において廃棄物貯蔵設備に設置する堰の高さを求める計算において内径寸法を【別添資料1（3.:42 48）（6.:101105）】
6.1 溢水量の算定基準としていること、また、米国の配管破損の想定する機器の破損は，一系統における単一の機器の破損とし，想定においても内径を使用して貫通クラック

他の系統及び機器は健全なものと仮定する。また，一系統にて多重の計算を行っていることから、これらとの整合性又は多様性を有する機器がある場合においても，そのうち単一のを図ったものである。

機器が破損すると仮定する。
6.1.1

流出流量

破損を想定する機器は配管（容器の一部であって，配管形状のも

9 溢水-15

設置許可基準規則/解釈（ガイド）基準適合への対応状況

審査資料記載内容

備考のを含む。
）とし，破損形状は内包する流体のエネルギーに応じて以
解説−２．１．１−３ 「過去の事例等」
米国においては、循環水系の弁急閉によるウォーターハンマー事象により伸縮継手部から大漏えいが発生した事例があるが、国内において大漏えいは発生していない。

下の２種類に分類した。
○高エネルギー配管:完全全周破断○低エネルギー配管:貫通クラック
なお，高エネルギー配管及び低エネルギー配管の分類は 3.1 に示したとおり。

このため、循環水管の伸縮継手部の破損想定

それぞれの破損形状に応じ，破損箇所からの流出流量を算定する。

にあたっては、循環水系バタフライ弁急急閉防

完全全周破断の場合は，原則として系統の定格流量とし，系統上止対策等の適切な対策が採られていれば、破損の破断位置，口径，流体圧力等を考慮することにより，より適切な

形状は低エネルギー配管と同様貫通クラック

値が定量的に算定できる場合はその値を流出流量とする。

を想定することができる。

貫通クラックの場合は，破断面積，損失係数，水頭を用いて以下の計算式より求める。
Q＝A×C×√（2×g×H）×3600

３．使用済燃料貯蔵プール（使用済燃料ピット）の溢水評価

Q：流出流量（m３／h）

３．１ 溢水源及び溢水量の想定

A：破断面積（m２）C：損失係数溢水源としては、２．１項の原子炉施設の溢水源

g：重力加速度（m／s２）

及び溢水量の想定と同じ溢水源と溢水量を想定す

H：水頭（m）

る。

ここで損失係数は 0.82 とする。根拠を補足説明資料-32 に示す。

３．１．１ 溢水の影響を評価するために想定する機器の破損等により生じる溢水
配管の破損は、２.１.１項の原子炉施設と同じように内包する流体のエネルギーに応じて①高エ

また，破断面積（A）及び水頭（H）は，原則として系統の最大値（最大口径，最大肉厚，配管の最高使用圧力）を使用するが，破断を想定する系統の各区画内での最大値が明確な場合は，その値を使用する。なお，算出要領を補足説明資料-6 に示す。

ネルギー配管及び②低エネルギー配管の２種類に分類し、破損を想定する。

6.1.2

隔離時間

・ 高エネルギー配管については、完全全周破断

溢水の発生後，溢水を検知し隔離するまでの隔離時間を，手動隔・ 低エネルギー配管については、配管内径の1/2

離及び自動隔離のそれぞれの場合を想定し，以下のとおり設定した。

の長さと配管肉厚の1/2 の幅を有する貫通クラック（以下、「貫通クラック」という。）(1) 手動隔離破損を想定する系統や破損箇所等によらず，一般的に溢水を検知する手段として床漏えい検出器等を想定し，これらにより溢水を検知し，手動による隔離操作を行う際の隔離時間を第 6.1.2-1
表のとおり設定した。
(2) 自動隔離
以下の系統については，配管破損が生じた場合，各種インター
ロック等により自動隔離が期待できることから，溢水発生から隔離までの所要時間を個別に設定した。
・原子炉冷却材浄化系

9 溢水-16

設置許可基準規則/解釈（ガイド）基準適合への対応状況

審査資料記載内容

備考

・給・復水系
6.1.3

系統保有水量系統保有水量は，配管内及びポンプ等機器内の保有水量の合算値とした。また保守性を確保するため，算出した保有水量を 1.1 倍する。ただし屋外タンク等，公称容量が定められ，想定する保有水量が大きく変動する可能性の少ない機器に関しては，1.1 倍の安全率を乗ずる対象から除外した。
6.1.4

溢水量

5.1.1〜5.1.3 の条件に基づき，以下の計算式により溢水量を算定した。
X＝Q×t＋M
Q：流出流量（m３／h）
t：隔離時間（h）
M：系統保有水量（m３）
ここで，隔離までの流出量に関しては，当該系統の系統保有水量のみでなく，当該系統への補給水や他系統からの流入等を考慮する。
また系統保有水量に関しては，溢水検知による隔離後に系統内の残水の漏えいが継続する可能性を考慮し，保守的に系統の全保有水量を加算する。ただし，隔離操作により隔離が可能と判断できる範囲，
及び配管の高さや引き回し等の関係から流出しないと判断できる範囲が明確に示せる場合は，その範囲を除いた保有水量が溢水するものとして溢水量を算定する。
各系統からの溢水量を第 6.1.4-1 表にまとめる。

残留熱除去系海水系は
東二特有

第 6.1.4-1 表

想定破損による溢水量の算定

9 溢水-17

設置許可基準規則/解釈（ガイド）基準適合への対応状況

審査資料記載内容

備考

３．２ 消火水の放水による溢水（１）a.スプリンクラーからの放水

1.7.3.2 消火水の放水による溢水(1) 溢水源の想定

２．１．２ 発電所内で生じる異常状態（火災を含む）の拡大防止のために設置される設備からの放水による溢水（１）火災時に考慮する消火水系統からの放水による溢水

3.2 発電所内で生じる異常状態（火災を含む）の拡大防止のために設置される系統からの放水による溢水

消火水の放水による溢水については，発電用原子炉施設内に設置される消火設備等からの放水を溢水源として設定する。
消火栓以外の設備としては，スプリンクラや格納容器スプレイ冷却系があるが，溢水防護対象設備が設置されている建屋には，自動火災時における溢水源としては，自動作動するスプリンクラーは設置されていないことから，消火栓からの放水を考慮した。ただし，
ガス消火設備や消火器等を用いて消火活動を行うことを前提としている区画については，当該区画における放水を想定しない。

作動するスプリンクラは設置しない設計とし，それ以外の箇所に設

また，格納容器スプレイについては，単一故障による誤作動が発置されたスプリンクラに対しては，その作動による溢水の流入によ

生しないように設計上考慮されていることから（インターロック等

らの放水り，溢水防護対象設備が安全機能を損なわない設計とすることからの誤作動や運転員の人的過誤がそれぞれ単独で発生しても誤作動し溢水防護区画に自動作動するスプリンクラーが溢水源として想定しない。

ない）スプレイ水の誤動作による溢水の影響は考慮しない。

a.火災検知により自動作動するスプリンクラーか設置される場合は、その作動（誤作動を含む）による放水を想定する。

また，原子炉格納容器内の溢水防護対象設備については，格納容器スプレイ冷却系の作動により発生する溢水により安全機能を損

また、溢水防護区画にスプリンクラーが設置さ

なわない設計とする。なお，格納容器スプレイ冷却系は，単一故障れていない場合であっても、溢水防護区画外のスによる誤作動が発生しないように設計上考慮されていることからプリンクラーの作動によって、溢水防護区画に消誤作動による溢水は想定しない。

火水が流入する可能性がある場合は、その作動による溢水を考慮する。溢水量は、スプリンクラーの作動時間を考慮して算出する。なお、スプリン【別添資料1（3.:42）（7.:139 142）】

クラーの作動による溢水は、複数区画での同時放水が想定される場合には、そのすべての区画での放水を想定する。

３．使用済燃料貯蔵プール（使用済燃料ピット）の溢水評価
３．１ 溢水源及び溢水量の想定
溢水源としては、２．１項の原子炉施設の溢水源
及び溢水量の想定と同じ溢水源と溢水量を想定する。
３．１．２ 発電所内で生じる異常状態（火災を含む）の拡大防止のために設置される設備からの放水による溢水（１） 火災時に考慮する消火水系統からの放水による溢水
火災時に考慮する消火水系統からの放水による溢水は、２.１.２項の原子炉施設と同じように以9 溢水-18

設置許可基準規則/解釈（ガイド）基準適合への対応状況

審査資料記載内容

備考

下の2 項目を想定する。
a. 火災検知により自動作動するスプリンクラーからの放水
b. 建屋内の消火活動のために設置される消火栓からの放水（１）b.消火栓からの放水

7. 消火水評価に用いる各項目の算出及び影響評価
b. 建屋内の消火活動のために設置される消火栓からの放水
溢水防護区画での火災発生時に、消火栓による消火活動が想定される場合については、消火活動にともなう放水を想定する。
また、溢水防護区画で消火活動が想定されてい(2) 溢水量の設定
消火設備等からの単位時間当たりの放水量と放水時間から溢水量を設定する。
消火設備等のうち，消火栓からの放水量については，3時間の放水により想定される溢水量を設定する。

7.1 溢水量の算定
火災時の消火水系統からの放水による溢水を想定し，溢水防護対
象設備に対する溢水影響を評価した。なお，溢水防護対象設備が設置されている区画には，自動作動するスプリンクラーが設置されていないことから，消火栓による消火活動に伴う没水影響について評価した。

ない場合であっても、溢水防護区画外の消火活動

火災発生時には，1 箇所の火災源を消火することを想定するため溢によって影響を受ける場合は、その放水による溢水源となる区画は１箇所となる。また，放水量は溢水評価ガイドに水を考慮する。

従い放水時間を設定して算出した。

溢水量は、消火栓による消火活動が連続して実施されることを見込み算出する。
（解説−２．１．
２−１）
ただし、火災源が小さい場合は、火災荷重に基づく等価時間により算出することができる。（解説−２．１．２−１）
なお、当該区画にスプリンクラーが設置され、ａ．放水時間の設定
消火栓からの消火活動における放水時間は，建物内について，
3 時間に設定した。
ｂ．溢水量の設定
屋内の消火栓からの溢水量の算出に用いる放水流量は，消防法施行令第十一条に規定される「屋内消火栓設備に関する基準」
により，消火栓からの放水流量を 130L／min とし，この値を 2

スプリンクラー装置の作動による溢水がある場

倍して溢水流量とした。また，ａ．で設定した放水時間と溢水

合は、スプリンクラーからの放水量を溢水量とす流量から評価に用いる消火栓からの溢水量を以下のとおりとしる。それ以外の場所においては、消火栓からの放た。

水量を溢水量とする。

・130L／min／個×3 時間×2 箇所＝46.8m３
屋外の消火栓からの溢水量の算出に用いる放水流量は，消防解説―２．１．２−１ 「消火栓からの溢水量」

法施行令第十九条に規定される「屋外消火栓設備に関する基準」

算出の例

により，消火栓からの放水流量を 350L／min とし，この値を 2

消火栓からの溢水量の算出にあたっては、原倍して溢水流量とした。また，ａ．で設定した放水時間と溢水

子力発電所の火災防護指針（JEAG4607-2010）

流量から評価に用いる消火栓からの溢水量を以下のとおりとしの解説-4-9「耐火壁」には 2 時間の耐た。
・350L／min／個×3 時間×2 箇所＝126.0m３

9 溢水-19

設置許可基準規則/解釈（ガイド）基準適合への対応状況

審査資料記載内容

備考

火性能と記載されているが、「実用発電用原子炉及びその附属施設の火災防護に係る審査基準」に規定する３時間の耐火性能を基本とすることとし、消火装置が作動する時間を保守的に 3 時間と想定して溢水量を算出する。火災源が小さい場合は、日本電気協会電気技術指針「原子力発電所の火災防護指針（JEAG4607-2010）」解説−4−9(1)の規定による「火災荷重」及び「等価時間」で算出することができる。また、水を使用しない消火手段を組み合わせている場合には、それを考して消火栓からの溢水量を算定して良い。

9 溢水-20

設置許可基準規則/解釈（ガイド）基準適合への対応状況（２）高エネルギー配管破損とスプリンクラーから 1.7.3.2 消火水の放水による溢水の放水が同時に発生する溢水(1) 溢水源の想定
消火水の放水による溢水については，発電用原子炉施設内に設置（２） 高エネルギー配管破損とスプリンクラーからの放水が同時に発生する溢水

される消火設備等からの放水を溢水源として設定する。
消火栓以外の設備としては，スプリンクラや格納容器スプレイ冷溢水防護区画に自動作動するスプリンクラーと却系があるが，溢水防護対象設備が設置されている建屋には，自動高エネルギー配管が存在する場合については、火作動するスプリンクラは設置しない設計とし，それ以外の箇所に設災を検知して作動するスプリンクラーからの放水置されたスプリンクラに対しては，その作動による溢水の流入によと高エネルギー配管破損による溢水を合わせて想り，溢水防護対象設備が安全機能を損なわない設計とすることから定する。なお、火災の検知システム及びスプリン

溢水源として想定しない。

審査資料記載内容

備考

3.2 発電所内で生じる異常状態（火災を含む）の拡大防止のために設置される系統からの放水による溢水
火災時における溢水源としては，自動作動するスプリンクラーは設置されていないことから，消火栓からの放水を考慮した。ただし，
ガス消火設備や消火器等を用いて消火活動を行うことを前提としている区画については，当該区画における放水を想定しない。

クラーの作動方式から、高エネルギー配管の破損によってもスプリンクラーが作動しないことの根
拠と妥当性が示される場合は、高エネルギー配管
破断とスプリンクラーからの放水による溢水を合わせて想定しないとしても良い。
スプリンクラーの作動による溢水量は、項目(1)に従い算出する。また、高エネルギー配管からの溢水量は、項目２.１.１に従い算出する。
また，原子炉格納容器内の溢水防護対象設備については，格納容

また，格納容器スプレイについては，単一故障による誤作動が発器スプレイ冷却系の作動により発生する溢水により安全機能を損生しないように設計上考慮されていることから（インターロック等（３）原子炉格納容器スプレイ系統からの放水になわない設計とする。なお，格納容器スプレイ冷却系は，単一故障の誤作動や運転員の人的過誤がそれぞれ単独で発生しても誤作動しよる溢水による誤作動が発生しないように設計上考慮されていることからない）スプレイ水の誤動作による溢水の影響は考慮しない。

（３）原子炉格納容器スプレイ系統からの放水による溢水

原子炉格納容器スプレイ系統が機器の動作等

誤作動による溢水は想定しない。

(誤作動も含む)により放出されるスプレイ水を想定する。
溢水量は、全ての原子炉格納容器スプレイポン
プが作動し定格のスプレイ流量が放出され、運転員がポンプ停止操作を完了するまでの時間に放出される量とする。
ただし、誤作動に対しては、原子炉格納容器ス
プレイ系統において誤作動が発生しないようにイ
ンターロック等の対策が講じられていれば、スプ
レイ水による溢水を考慮しないことができる。

9 溢水-21

設置許可基準規則/解釈（ガイド）
３．３ 地震による溢水基準適合への対応状況

1.7.3.3 地震起因による溢水（１）発電所内に設置された機器の破損による漏水 (1) 発電所内に設置された機器の破損による漏水

２．１．３ 地震に起因する機器の破損等により生じる溢水（１）発電所内に設置された機器の破損による漏水① 地震起因による溢水源の想定

審査資料記載内容

水，蒸気，油等を内包する系統のうち，基準地震動ＳＳによる地震力に対する耐震性が確認されていない耐震Ｂ，Ｃクラスに属する系

地震起因による溢水については，溢水源となり得る機器（流体を統を溢水源として選定する。ただし，耐震Ｂ,Ｃ クラスであっても内包する機器）のうち，基準地震動による地震力により破損が生じ

基準地震動による地震力に対して耐震性が確保されるものについてる機器を溢水源として設定する。

は，溢水源としないこととする。また，地震による使用済燃料プー

流体を内包する機器（配管、容器）のうち、基耐震Ｓクラス機器については，基準地震動による地震力によって準地震動による地震力によって破損が生じるとさ破損は生じないことから溢水源として想定しない。また，耐震Ｂ及原子炉施設の耐震重要度分類については，発電用原子炉施設に関れる機器について、破損を想定する。

びＣクラス機器のうち耐震対策工事の実施又は設計上の裕度の考する耐震設計審査指針及び原子力発電所耐震設計技術規程(ＪＥＡ

慮により，基準地震動による地震力に対して耐震性が確保されていＣ−４６０１)の記載に準拠して定めた。

基準地震動によって破損し漏水が生じる機器とは、基準地震動及び耐震設計方針に係る審査ガイ

るものについては溢水源として想定しない。

ドにおいて、耐震設計上の重要度分類 B、C クラ

耐震評価の具体的な考え方を以下に示す。

スに分類される機器（以下、「B、C クラス機器」

・構造強度評価に係る応答解析は，基準地震動を用いた動的解析という。）とする。
ただし、B、C クラス機器であっても、基準地震によることとし，機器の応答性状を適切に表現できるモデルをその上で，当該機器の据付床の水平方向及び鉛直方向それぞれについては、漏水を考慮しないことができる。

の床応答を用いて応答解析を行い，それぞれの応答解析結果を適切に組み合わせる。

漏水が生じるとした機器のうち、防護対象設備

・応答解析に用いる減衰定数は，安全上適切と認められる規格及への溢水の影響が最も大きくなる位置で漏水が生び基準，既往の振動実験，地震観測の調査結果等を考慮して適じるものとする。

切な値を定める。

溢水量は、以下を考慮して求める。

溢水源となりうる機器の抽出の考え方を第 3.3-1 図に，溢水源となる機器のリストを添付資料-3 第 1 表に示す。
溢水源として想定する系統として想定破損の場合を第 3.3-1 表に，地震起因による場合を第 3.3-2 表に選定した。
第 3.3-2 表 溢水源として想定する系統(地震起因による破損)
8. 地震時評価に用いる各項目の算出及び影響評価
8.1 地震に起因する溢水源
地震に起因する溢水は，地震により破損する機器（配管，ポンプ）及び使用済燃料プールのスロッシングを溢水源として考慮する。

・応力評価に当たり，簡易的な手法を用いる場合は，詳細な評価

配管の場合は、完全全周破断とし、系統の全手法に対して保守性を有するよう留意し，簡易的な手法での評

保有水量が漏えいするものとする。 なお、配価結果が厳しい箇所については詳細評価を実施することで健管の高さや引き回し等の関係から保有水量の全性を確保する。

①

ルのスロッシングについても溢水源として想定する。

設定する。

動による地震力に対して耐震性が確保されるもの（解説―２．１．３−１）

8.2 地震により破損して溢水源となる対象設備「3. 溢水源の想定」に示しているとおり，溢水源となりうる系統のうち，耐震Ｂ，Ｃクラス機器（配管，ポンプ等）を溢水源とした。

流出範囲が明確に示せる場合は、その範囲の・基準地震動による地震力に対する発生応力の評価基準値は，安なお，耐震Ｓクラス機器については基準地震動ＳＳによる地震力によ

保有水量を放出するものとして溢水量を算出

全上適切と認められる規格及び基準で規定されている値又はって破損は生じないことから溢水源として想定しない。評価対象抽試験等で妥当性が確認されている値を用いる。

出に伴う耐震クラスの確認方法について補足説明資料-31 に示す。

できる。
ただし、循環水管に破損を想定する場合は、循環水管の構造強度を考慮して、伸縮継手部
が全円周状に破損するとして溢水量を求める

備考

3.3 地震に起因する機器の破損等により生じる溢水・バウンダリ機能確保の観点から，設備の実力を反映する場合には，規格基準以外の評価基準値の適用も検討する。

また，耐震Ｂ，Ｃクラス機器のうち耐震補強を行い，基準地震動
ＳＳに対する耐震性を有することを確認出来るものは溢水源から除外する。

ことができる。
② 容器の場合は、容器内保有水の全量流出を想定する。

添付資料-3 溢水源となる機器のリスト
添付資料-7 耐震Ｂ，Ｃクラス機器の評価について③ 漏えいを検出する機能が設置され、自動又は手動操作によって、漏えいを停止させること

9 溢水-22

設置許可基準規則/解釈（ガイド）基準適合への対応状況② 地震起因による溢水量の設定ができる場合は、この機能を考慮することが溢水量の算出に当たっては，漏水が生じるとした機器のうち溢水

審査資料記載内容

備考

8.5 溢水量の算定
地震時の溢水量の算定にあたり，基準地震動ＳＳによる地震力が作できる。

防護対象設備への溢水の影響が最も大きくなる位置で漏水が生じ

漏えい停止機能に期待する場合は、停止までのるものとして評価する。溢水源となる容器については全保有水量を・「地震加速度大」により原子炉スクラム

適切な時間を考慮して溢水量を求めることができ考慮し，溢水源となる配管については完全全周破断による溢水量を・外部電源喪失(常用電源の負荷喪失)る（付録Ｂ参照）。ただし、地震時において漏えい考慮する。

用した際のプラント状態を，設計上以下のとおり想定した。

・耐震Ｂ，Ｃクラス設備の機能喪失

を自動で停止させる場合には、自動で作動する機また，漏えい検知による漏えい停止を期待する場合は，漏えい停

次に，地震による機器の破損が複数箇所で同時に発生する可能性

器、信号などが地震時においても機能喪失しないこ止までの隔離時間を考慮し，配管の破損箇所から流出した漏水量とを考慮し，隔離による漏えい停止には期待できないものとして，建とが示されていなければならない。また、手動で停隔離後の溢水量として隔離範囲内の系統の保有水量を合算して設

屋内の各区画において機器が破損した場合の溢水量を算定した。こ止させる場合には、停止までの操作時間が地震時に定する。ここで，漏水量は，配管の破損箇所からの流出流量に隔離の結果を第 8.5-1 表に示す。

おいても妥当であることが示されていなければな

時間を乗じて設定する。なお，漏えい検知による自動隔離機能を有らない。

する場合を除き，隔離による漏えい停止は期待しない。

各区画における溢水量の算定手順は以下のとおり。なお，保有量算出について補足説明資料-5 に示す。

漏えい停止を運転員等の手動操作に期待する場

基準地震動による地震力に対して，耐震性が確保されない循環水(1) 区画内の溢水源として想定する機器（配管，容器）の属する系合にあたっては、保安規定又はその下位規定にそ管については，伸縮継手の全円周状の破損を想定し，循環水ポンプ

統の保有水のうち，当該フロアを含む上層階分の保有水量を溢の手順が明確にされていなければならない。

を停止するまでの間に生じる溢水量を設定する。

水量として算出する（複数の建屋にわたって敷設されている系
統の場合は，全ての敷設範囲を考慮）。

解説―２．１．３−１「B、C クラス機器であっても、基準地震動による地震力に対して耐【別添資料1（3.:42）（8.:143,154）（10.:204〜209）（11.:210）】(2) 区画内の各溢水源からの溢水量を合計し，当該区画における地震に起因する溢水量とする。

震性が確保されるもの」について
基準地震動による地震力に対して耐震性が10.3 地震起因による溢水影響評価（伸縮継手の破損考慮）確保されるものとは、製作上の裕度等を考慮

地震起因により溢水源となりうる機器のうち，破損の生じるおそすることにより、基準地震動による地震力にれがある伸縮継手部を溢水源として評価する。循環水ポンプの通常

対して耐震性を有すると評価できるものをい

運転圧力における伸縮継手の破損を考慮した場合，流出流量は，想う。

定破損の流出流量より大きくなるため，評価において最大となる溢水量を地震による溢水量とする。
この際の溢水量を想定し，循環水ポンプが設置される区画での伸縮継手破損による溢水量が，海水ポンプエリア躯体壁上部から流出する際の越流水深を第 10.3-1 図のモデルに従い算出した。この結果
を第 10.3-1 表に示す。
11. タービン建屋における溢水影響評価
タービン建屋における溢水については，循環水管の伸縮継手破損
及び地震に起因する耐震Ｂ，Ｃクラス機器の破損を想定する。循環水ポンプを停止，復水器出入口弁を閉止するまでの間に生じる溢水
量と耐震Ｂ，Ｃクラス機器の保有水による溢水量を合算した水量が，タービン建屋空間部に滞留するものとして没水評価を実施した。

9 溢水-23

設置許可基準規則/解釈（ガイド）
３．３ 地震による溢水基準適合への対応状況

1.7.3.3 地震起因による溢水（２）使用済燃料プールのスロッシングによる溢水 (2) 使用済燃料プールのスロッシングによる溢水

２．１．３ 地震に起因する機器の破損等により生じる溢水

審査資料記載内容

備考

8.4 使用済燃料プールのスロッシングに伴う溢水量① 使用済燃料プールのスロッシングによる溢水源の想定
使用済燃料プールのスロッシングによる溢水については，基準地（２）使用済燃料貯蔵プールのスロッシングによ

震動による地震力により生じる使用済燃料プールのスロッシングる溢水による漏えい水を溢水源として設定する。

基準地震動ＳＳによる使用済燃料プールのスロッシング解析を行い，溢水量を算定した。評価結果を第 8.4-1 表に示す。
スロッシング評価の詳細については，「9. 使用済燃料プールのス
ロッシングに伴う溢水影響評価について」で述べる。

使用済燃料貯蔵プール水が基準地震動による地震力によって生じるスロッシングによってプール
外へ漏水する可能性がある場合は、溢水源として想定する。

３．使用済燃料貯蔵プール（使用済燃料ピット）② 使用済燃料プールのスロッシングによる溢水量の設定

原子炉建屋の使用済燃料プールのあるフロアレベルをモデル化範ては，基準地震動による地震力により生じるスロッシング現象を三囲とし，３次元流動解析により溢水量を算定する。また，スロッシ

次元流動解析により評価し，使用済燃料プール外へ漏えいする水量

ングによる溢水量を保守的に評価するために，使用済燃料プール及を考慮する。

びキャスクピットが水張りされた状態とする。解析モデルは，使用済燃料貯蔵プール本体，キャスクピットを考慮するとともに，原子の溢水評価
３．１ 溢水源及び溢水量の想定
溢水源としては、２．１項の原子炉施設の溢水源
及び溢水量の想定と同じ溢水源と溢水量を想定する。
３．１．３ 地震に起因する機器の破損等により生9.1 使用済燃料プール溢水量の評価方法

使用済燃料プールのスロッシングによる溢水量の算出に当たっ【別添資料1（8.:143）（9.:203）】

炉建屋６階床面への溢水の流れをシミュレートできるように空気部
分もモデル化した。
解析に用いる地震動は，基準地震動ＳＳの８波をそれぞれ用いて溢水量を算出し，床面への溢水量の最大値を評価に使用した。
また，プール廻りのダクト開口部については，流入防止の対策をじる溢水講じることから，モデル化しない。ダクトへの流入を防止するため（１）発電所内に設置された機器の破損による漏の対応については，補足説明資料-22 に示す。

水
流体を内包する機器（配管、容器）のうち、基準地震動による地震力によって、破損が生じるとされる機器について、２.１.３(１)項の原子炉施設と同じように破損による溢水を想定する。

なお，原子炉建屋６階床面への溢水は無限縁へ流れるものとし，
壁からの反射等によりプールに戻る水は考慮しない。
また，プール内構造物は，スロッシング抑制効果があるので保守的にモデル化しない。
使用済燃料プールの概要図を第9.1-1図に，使用済燃料プール周（２）使用済燃料貯蔵プールのスロッシングによ辺の概要図と使用済燃料プールのモデル概要図をそれぞれ第る溢水

9.1-2図，第9.1-3図に示す。

使用済燃料貯蔵プール水が、地震に伴うスロッシングによってプール外へ漏水する可能性のある場合は、２.１.３(２)項の原子炉施設と同じように溢水源として想定する。

9 溢水-24

設置許可基準規則/解釈（ガイド）
３．４ その他の要因による溢水基準適合への対応状況

審査資料記載内容

備考

3.4 その他の溢水

1.7.3.4 その他の溢水
その他の溢水については，地下水の流入，大雨，屋外タンクの竜

その他の溢水については，地下水の流入，大雨，屋外タンクの竜

巻による飛来物の衝突による破損に伴う漏えい等の地震以外の自巻による飛来物の衝突による破損に伴う漏えい等の地震以外の自然然現象に伴う溢水，機器の誤作動や弁グランド部，配管フランジ部現象やその波及的影響に伴う溢水，機器の誤作動や弁グランド部，からの漏えい事象等を想定する。

配管フランジ部からの漏えい事象等が想定されるが，人的過誤による漏えい等が想定される。その発生漏えい量は，想定破損による生】【別添資料1（3.:42）（補足4:1 4）

じる溢水量に包含される。
その他の漏えいとして想定する溢水事象のうち，機器の誤作動等
からの漏えい事象については，区画毎に漏えいを想定する系統の配管口径と圧力，保有水量等によって設定した最大の漏えい量である
想定破損の溢水量を上回ることはない。
また，少量漏えいの想定については，防護対象設備に影響のある
全区画について評価を行い，排水や漏えい検知が可能なことを確認している。詳細は，補足説明資料-25参照。
補足説明資料-4 自然現象による溢水影響の考慮について
補足説明資料-25 その他の漏えい事象に対する確認について

9 溢水-25

設置許可基準規則/解釈（ガイド）基準適合への対応状況

４．溢水防護区画及び溢水経路を設定するための方 1.7.4 溢水防護区画及び溢水経路を設定するための方針

審査資料記載内容

備考

4. 溢水防護区画及び溢水経路の設定

針２．２．３ 溢水防護区画の設定(1) 溢水防護区画の設定

4.1 溢水防護区画の設定

溢水防護に対する評価対象区画は、２．２．２

溢水防護に対する評価対象区画を溢水防護区画とし，溢水防護対防護対象設備が設置されており浸水防護を行う建屋，区域等を耐項に該当する溢水防護対象設備が設置されている

象設備が設置されている全ての区画並びに中央制御室及び現場操津波設計において，浸水防護区画として設定し，基準津波の流入防全ての区画、中央制御室及び現場操作が必要な設作が必要な設備へのアクセス通路について設定する。溢水防護区画

止や地下水等の浸水防止対策を実施する。浸水防護区画の配置図を備へのアクセス通路について設定すること。

は壁，扉，堰，床段差等，又はそれらの組み合わせによって他の区第 4.1-1 図に示す。

全ての防護対象設備が対象となっていることを画と分離される区画として設定し，溢水防護区画を構成する壁，扉，確認するために、２．２．２項に該当する防護対堰，床段差等については，現場の設備等の設置状況を踏まえ，溢水

象設備の系統図及び配置図を照合しなければならの伝播に対する評価条件を設定する。

れらの組合せによって他の区画と分離され，溢水防護の観点か図示されていることを確認する。

ら 1 つの単位と考えられる区画。

なお、同じ部屋であっても、溢水による影響をきる。
２．２．４ 溢水影響評価
溢水影響評価においては、評価対象区画で想定・防護対象設備が設置されている全ての区画並びに中央制御室及・溢水防護対象設備が設置されている区画で，障壁，堰，又はそまた、アクセス通路については、図面等によりれた区画を溢水防護区画として取り扱うことがでする。
び現場操作が必要な設備へのアクセス通路

ない。

考慮した堰等で区切られている場合には、区切らまた，浸水防護区画は，以下の観点から溢水防護区画として区分(2) 溢水経路の設定

4.2 溢水経路の設定

溢水影響評価において考慮する溢水経路は，溢水防護区画とその溢水防護対象設備が設置されている建屋において，床開口部（機他の区画との間における伝播経路となる扉，壁貫通部，天井貫通部，器ハッチ，階段等)及び溢水影響評価において期待することのできる

床面貫通部，床ドレン等の連接状況及びこれらに対する溢水防護措設備（水密扉や堰等）の抽出を行い，溢水経路を設定する。

置を踏まえ，溢水防護区画内の水位が最も高くなるよう保守的に設定する。

東海第二発電所における浸水防護区画の配置，他建屋等との接続関係及び主な開口部等の配置を第 4.2-1 図に示す。

される溢水事象に対し、その防護対象設備が没水、

具体的には，溢水防護区画内で発生する溢水に対しては，床ドレ溢水影響評価において考慮する溢水経路は，溢水防護区画とその被水又は蒸気の影響を受けずその機能が確保されン，貫通部，扉から他区画への流出は想定しない（床ファンネル，

他の区画（防護対象設備が存在しない区画または通路）との間におるか否かを評価する（図−１）。

機器ハッチ，開口扉等，定量的に他区画への流出を確認できる場合

ける伝播経路となる扉，壁貫通部，天井開口部及び貫通部，床面開は除く。）保守的な条件で溢水経路を設定し，溢水防護区画内の溢口部及び貫通部，床ドレン等の連接状況及びこれらに対する溢水防水水位を算出する。

護措置の有無を踏まえ，溢水経路モデルとして第 4.2-2 図を設定し評価対象区画は、漏えい想定箇所を起点とした
溢水経路上に存在する全ての溢水防護区画を対象とする。

溢水防護区画外で発生する溢水に対しては，床ドレン，開口部，貫通部，扉を通じた溢水防護区画内への流入が最も多くなるよう（１）溢水経路の設定
溢水経路の設定にあたっては、溢水防護区画内
漏えいと溢水防護区画外漏えいの 2 通りの溢水経路を想定する。
a.溢水防護区画内漏えいでの溢水経路（流入防止対策が施されている場合は除く。
）保守的な条件で溢水経路を設定し，溢水防護区画内の溢水水位を算出する。

た。また，溢水防護区画図を第 4.2-3 図に示す。ここでは，火災防護対応による以下の措置も区画分離として考慮する。
・安全区分Ⅰと安全区分Ⅱ，Ⅲの境界を３時間以上の耐火能力を有す
る耐火壁・隔壁等で分離。

なお，上層階から下層階への伝播に関しては，全量が伝播するもなお，扉の水密化，壁貫通部への止水処置，天井や床面開口部及のとする。溢水経路を構成する壁，扉，堰，床段差等は，基準地震

び貫通部への止水処置等の溢水防護対策については，添付資料-4 を動による地震力等の溢水の要因となる事象に伴い生じる荷重や環参照。

境に対し，必要な健全性を維持できるとともに，保守管理及び水密

溢水経路の設定にあたっては，溢水防護区画内漏洩と溢水防護区

溢水防護区画内漏えいでの溢水経路の評価を行

扉閉止等の運用を適切に実施することにより溢水の伝播を防止で画外漏洩を想定して設定した。

う場合、防護対象機器の存在する溢水防護区画のきるものとする。

(1) 溢水防護区画内漏洩での溢水経路

水位が最も高くなるように当該溢水区画から

また，貫通部に実施した流出及び流入防止対策も同様に，基準地

溢水防護区画内漏洩に関する溢水経路の評価を行う場合，溢震動による地震力等の溢水の要因となる事象に伴い生じる荷重や水防護対象設備の存在する溢水防護区画の水位が最も高くなる

9 溢水-26

設置許可基準規則/解釈（ガイド）

他区画への流出がないように溢水経路を設定する。

基準適合への対応状況

審査資料記載内容

環境に対し，必要な健全性を維持できるとともに，保守管理を適切ように当該の区画から他の区画への流出がないように溢水経路に実施することにより溢水の伝播を防止できるものとする。

を設定することを基本とする。

なお，火災により貫通部の止水機能が損なわれる場合には，当該評価を行う場合の各構成要素の溢水に対する考貫通部からの消火水の流入を考慮する。消火活動により区画の扉をえ方を以下に示す。

開放する場合は，開放した扉からの消火水の伝播を考慮する。

(a)床ドレン
評価対象区画に床ドレン配管が設置され他の区画とつながっている場合であっても、目皿が１つの場合は、他の区画への流出は想定しないものとする。

(2) 溢水防護区画外漏洩での溢水経路
溢水防護区画外漏洩での溢水経路の評価を行う場合，溢水防護

また，以下の火災防護対応による措置も区画分離として考慮す

対象設備の存在する溢水防護区画の水位が最も高く（当該溢水区る。安全区分Ⅰと安全区分Ⅱ，Ⅲの境界を３時間以上の耐火能力を画に流入する水量は多く，排水する流量は少なくなるように設定）有する耐火壁・隔壁等で分離。

なるように溢水経路を設定する。

【別添資料 1（4.:61

66）（7.:139）】7.2.2

火災による防護対象設備への影響

ただし、同一区画に目皿が複数ある場合は、評価にあたっては，火災が発生した区画にある溢水防護対象設備

流出量の最も大きい床ドレン配管１本からの流は，火災の影響により機能喪失していると想定する。ただし，火災出は期待できないものとする。この場合には、発生箇所から離隔距離が十分大きい場合や，同一区画内で火災が発

床ドレン配管における単位時間あたりの流出量

生しても影響がないような対策がとられる場合は機能喪失を想定しを算出し、溢水水位を評価すること。

ない。

(b)床面開口部及び床貫通部

なお，火災そのものによる防護対象設備への影響に関しては設置

評価対象区画床面に床開口部又は貫通部が設許可基準規則第八条「火災による損傷の防止」に関する審査にて評置されている場合であっても、床面開口部又は価することとし，ここでは放水による溢水影響を評価することとす

床貫通部から他の区画への流出は、考慮しないる。

ものとする。
ただし、以下に掲げる場合は、評価対象区画

備考

評価にあたっては，消火活動により当該区画の扉を開放する場合，扉の開放を考慮した滞留面積を用いて評価した。

から他の区画への流出を期待することができる。
流出を期待する場合は、床開口部及び床貫通部における単位時間あたりの流出量を算出し、溢水水位を評価すること。
① 評価対象区画の床貫通部にあっては、貫通する
配管、ダクト、ケーブルトレイ又は電線管と貫通部との間に隙間があって、明らかに流出が期
待できることを定量的に確認できる場合② 評価対象区画の床面開口部にあっては、明らかに流出が期待できることを定量的に確認できる場合(c)壁貫通部
評価対象区画の境界壁に貫通部が設置され、隣との区画の貫通部が溢水による水位より低い

9 溢水-27

設置許可基準規則/解釈（ガイド）基準適合への対応状況

審査資料記載内容

備考

位置にある場合であっても、その貫通部からの流出は考慮しないものとする。
ただし、当該壁貫通部を貫通する配管、ダク
ト、ケーブルトレイ又は電線管と貫通部との間に隙間があって、明らかに流出が期待できることを定量的に確認できる場合は、他の区画への流出を考慮することができる。
流出を期待する場合は、壁貫通部における単位時間あたりの流出量を算出し、溢水水位を評価すること。
(d)扉
評価対象区画に扉が設置されている場合であっても、当該扉から隣室への流出は考慮しないものとする。
(e)排水設備
評価対象区画に排水設備が設置されている場
合であっても、当該区画の排水は考慮しないものとする。ただし、溢水防止対策として排水設備を設置することが設計上考慮されており、工事計画の認可を受ける等明らかに排水が期待できることを定量的に確認できる場合には、当該区画からの排水を考慮することができる。
b.溢水防護区画外漏えいでの溢水経路
溢水防護区画外漏えいでの溢水経路の評価を行う場合、防護対象機器の存在する溢水防護区画の水位が最も高く（当該溢水区画に流出する水量は多く、排出する流量は少なくなるように設定）なるように溢水経路を設定する。
評価を行う場合の各構成要素の溢水に対する考え方を以下に示す。
(a)床ドレン
評価対象区画の床ドレン配管が他の区画と繋がっている場合であって、他の区画の溢水水位が評価対象区画より高い場合は、水位差によっ

9 溢水-28

設置許可基準規則/解釈（ガイド）基準適合への対応状況

審査資料記載内容

備考て発生する流入量を考慮する。
ただし、評価対象区画内に設置されている床
ドレン配管に逆流防止弁が設置されている場合
は、その効果を考慮することができる。
(b)天井面開口部及び貫通部
評価対象区画の天井面に開口部又は貫通部がある場合は、上部の区画で発生した溢水量の全量が流入するものとする。
ただし、天井面開口部が鋼製又はコンクリー
ト製の蓋で覆われたハッチに防水処理が施されている場合又は天井面貫通部に密封処理等の流出防止対策が施されている場合は、評価対象区
画への流入は考慮しないことができる。
なお、評価対象区画上部にある他の区画に蓄積された溢水が、当該区画に残留すると評価できる場合は、その残留水の流出は考慮しなくてもよい。
(c)壁貫通部
評価対象区画の境界壁に貫通部が設置されている場合であって、隣の区画の溢水による水位が貫通部より高い位置にある場合は、隣室との水位差によって発生する流入量を考慮する。
ただし、評価対象区画の境界壁に貫通部に密封処理等の流出防止対策が施されている場合
は、評価対象区画への流入は考慮しないことが
できる。
(d)扉
評価対象区画に扉が設置されている場合は、隣室との水位差によって発生する流入量を考慮する。
当該扉が水密扉である場合は、流入を考慮しないことができる。ただし、水密扉は、溢水時に想定される水位により発生する水圧に対し水密性が確保でき、その水圧に耐えられる強度を

9 溢水-29

設置許可基準規則/解釈（ガイド）基準適合への対応状況

審査資料記載内容

備考

有している場合に限る。
(e)堰
溢水が発生している区画に堰が設置されている場合であって、他に流出経路が存在しない場
合は、当該区画で発生した溢水は堰の高さまで蓄積されるものとする。
(f)排水設備
評価対象区画に排水設備が設置されている場
合であっても、当該区画の排水は考慮しないものとする。ただし、溢水防止対策として排水設備を設置することが設計上考慮されており、工事計画の認可を受ける等明らかに排水が期待できることを定量的に確認できる場合には、当該区画からの排水を考慮することができる。

（２）溢水防護区画の評価に用いる各項目の算出
溢水防護区画の評価で没水、被水評価の対象区画の分類例を図−２に示す。また、溢水防護区画の評価で蒸気評価の対象区画の分類例を図−３に示す。
各項目の算出方法を以下に示す。
a.没水評価に用いる水位の算出方法
影響評価に用いる水位の算出は、漏えい発生階とその経路上の評価対象区画の全てに対して行う。
水位：Ｈは、下式に基づいて算出する。
Ｈ＝Ｑ／Ａ
ただし、各項目は以下とする。
Ｑ：流入量(m3)「２．１ 溢水源及び溢水量の想定」で想定した溢水量に基づき、「２．２．４（１）溢水経路の設定」の溢水経路の評価に基づき評価対象区画への流入量を算出する。

9 溢水-30

設置許可基準規則/解釈（ガイド）基準適合への対応状況

審査資料記載内容

備考

Ａ：滞留面積(m2)
評価対象区画内と溢水経路に存在する区画の総面積を滞留面積として評価する。
なお、滞留面積は、壁及び床の盛り上がり（コンクリート基礎等）範囲を除く有効面積を滞留面積とする。
b.被水評価に用いる飛散距離の算出方法
被水評価に用いる飛散距離の算出は、防護対象設備が存在する区画を対象に行う。
飛散距離：Ｘは次式に基づいて算出する。（図−４）（トリチュリの定理）
ただし、各項目は以下とする。
V＝噴出速度(m/s)φ＝噴出角度（破損位置や天井への衝突等も考慮し、飛散距離Ｘが最大となるφを採用す
る）
H＝破損位置の床上高さ(m)g＝重力加速度(m/s2)
P＝管内圧力(Pa)γ=水の比重量(kg/m3)
なお、上記の式は空気抵抗を考慮していない安
全側の評価式であるため、必要に応じて空気抵抗を考慮することができる。
c.蒸気評価に用いる拡散範囲の算出方法
蒸気評価に用いる拡散範囲は、適切な評価方法を用いて妥当な評価範囲を設定する。
評価手法を用いて拡散範囲の算出を行わない場

9 溢水-31

設置許可基準規則/解釈（ガイド）基準適合への対応状況

審査資料記載内容

備考

合には、保守側に連通した複数の区画全体に蒸気が拡散するものとする。
ただし、評価方法として、汎用 3 次元流体ソフ
トウェア等を用いて拡散範囲を算出する場合には、使用した解析コードの蒸気拡散計算への適用性と評価条件を示すこと。

３．２．３ 溢水防護区画の設定
溢水防護に対する評価対象区画は、３．２．２
項に該当する溢水防護対象設備が設置されている全ての区画、中央制御室及び現場操作が必要な設
備へのアクセス通路について設定すること。
全ての防護対象設備が対象となっていることを確認するために、３．２．２項に該当する防護対象設備の系統図及び配置図とを照合しなければならない。
また、アクセス通路については、図面等により図示されていることを確認する。なお、同じ部屋であっても、溢水による影響を考慮した堰等で区切られている場合には、区切られた区画を溢水防護区画として取り扱うことができる。

9 溢水-32

設置許可基準規則/解釈（ガイド）５．防護対象設備を防護するための設計方針

基準適合への対応状況
1.7.5 溢水防護対象設備を防護するための設計方針

審査資料記載内容

想定破損による溢水，消火水の放水による溢水，地震起因による想定破損による溢水，消火水の放水による溢水，地震起因による第九条 安全施設は，発電用原子炉施設内におけ溢水及びその他の溢水に対して，溢水防護対象設備が以下に示す没

溢水及びその他の溢水に対して，防護対象設備が以下に示す没水，る溢水が発生した場合においても安全機能を水，被水及び蒸気の影響を受けて，安全機能を損なわない設計とす

被水及び蒸気の影響を受けて，安全機能を損なわない設計とすると損なわないものでなければならない。

るとともに，使用済燃料プールのスロッシングにおける水位低下をともに，使用済燃料プールのスロッシングにおける水位低下を考慮（解釈）

考慮しても，使用済燃料プールの冷却機能及び使用済燃料プールへしても，使用済燃料プールの冷却機能，給水機能等が維持できる設

１の給水機能等が維持できる設計とする。

計とする。

第1項は，設計基準において想定する溢水に対して，安全施設が安全機能を損なわな

また，溢水評価において，現場操作が必要な設備に対しては，必また，溢水評価において，現場操作が必要な設備に対しては，必

いために必要な安全施設以外の施設又は要に応じて環境の温度及び放射線量を考慮しても，運転員による操要に応じて環境の温度及び放射線量を考慮しても，運転員による操設備等（重大事故等対処設備を含む。）へ

作場所までのアクセスが可能な設計とする。なお，必要となる操作

作場所までのアクセスが可能な滞留水位が 20cm 以下となる設計とすの措置を含む。

を中央制御室で行う場合は，操作を行う運転員は中央制御室に常駐る。

していることからアクセス性を失わずに対応できる。
２置された機器及び配管の破損（地震起因を現場へのアクセス時における評価を補足説明資料-21,26,29 に示す。

第1項規定する「発電用原子炉施設内における溢水」とは，発電用原子炉施設内に設

備考

2.4 防護対象設備を防護するための設計方針【別添資料 1（2.3:36）】
個別評価に対する設計方針は（１）〜（５）に記載。

含む），消火系統等の作動又は使用済燃料貯蔵槽のスロッシングにより発生する溢水をいう。

補足説明資料-21 現場操作が必要な設備のアクセス性について補足説明資料-26 現場操作の実施可能性について

３

第1項に規定する「安全機能を損なわない

補足説明資料-29 現場へのアクセス時における評価

もの」とは，発電用原子炉施設内部で発生

補足説明資料-43 原子炉建屋内の漏洩検知器設置についてが想定される溢水に対し，原子炉を高温停止でき，引き続き低温停止，及び放射性物
質の閉じ込め機能を維持できること，また，停止状態にある場合は，引き続きその状態を維持できることをいう。さらに，使用済燃料貯蔵槽においては，プール冷却機
能及びプールへの給水機能を維持できることをいう。

9 溢水-33

設置許可基準規則/解釈（ガイド）（１）没水の影響に対する設計方針（３）影響評価

基準適合への対応状況

審査資料記載内容

選定した防護対象設備の没水，被水，蒸気の各溢水モードにおけ(1) 没水の影響に対する評価方針

る機能喪失判定について以下のように定める。

原子力発電所内で発生する溢水に対して、防護「1.7.2 考慮すべき溢水事象」にて設定した溢水源から発生するすべき対象機器が、以下に示す没水、被水及び蒸溢水量と「1.7.4 溢水防護区画及び溢水経路を設定するための方◇ 没水

気の要求を満足しているか確認する。

針」にて設定した溢水防護区画及び溢水経路から算出した溢水水位：防護対象設備の機能喪失高さと，設置されている区画の溢

a.没水による影響評価

に対し，溢水防護対象設備が安全機能を損なうおそれがないことを

水水位を比較し，溢水水位の方が高い場合には当該設備は評価する。

機能喪失と判定する。また，現場操作が必要な設備に関し想定される溢水源に基づいて評価した評価対象
区画における最高水位が、２．２．２項で選定された防護対象設備の設置位置を超えないことを確認する。

具体的には，以下に示す要求のいずれかを満足していれば溢水防護対象設備が安全機能を損なうおそれはない。
a． 発生した溢水による水位が，溢水の影響を受けて溢水防護ては，そのアクセス通路の溢水水位が歩行に影響のある高さ（堰高さ程度）を超える場合は，機能喪失と判定する。
ただし，溢水水位に対して適切な歩行ルートの設置等対策

また、中央制御室及び現場操作が必要な設備へ

対象設備の安全機能を損なうおそれがある高さ（以下「機能を講ずる場合はこの限りではない。

のアクセス通路にあっては、歩行に影響のない水

喪失高さ」という。
）を上回らないこと。このとき，溢水に◇ 被水（流体を内包する機器からの被水）位（階段堰高さ）であること及び必要に応じて環よる水位の算出にあたっては，流入状態，溢水源からの距離，：防護対象設備から被水源となる機器が視認でき，当該防護

境の温度、放射線量を考慮しても接近の可能性が人員のアクセス等による一時的な水位変動を考慮し，保有水対象設備に被水防護措置がなされておらず，かつ防滴仕様

失われないことを確認する。

量や伝播経路の設定において十分な保守性を確保するととでもない場合は，機能喪失と判定する。

上記、設置位置及びアクセス通路の水位が判断

もに，人員のアクセスルートにおいて発生した溢水による水◇ 被水（上層階からの溢水の伝播による被水）

基準を超える場合又は環境の温度、放射線により位に対して200㎜以上の裕度が確保されていることとする。

：防護対象設備の上方に上層階からの溢水の伝播経路が存在

現場操作が必要な設備へ接近できないと判断されさらに，溢水防護区画への資機材の持ち込み等による床面積

し，当該防護対象設備に被水防護措置がなされておらず，る場合は、防護対象設備の機能は期待できないもへの影響を考慮することとする。

かつ防滴仕様でもない場合は，上層階で発生した溢水が伝のとする。

機能喪失高さについては，溢水防護対象設備の各付属品の設置状況も踏まえ，没水によって安全機能を損なうおそれの(４）溢水による影響評価の判定（３）の影響評価の結果から内部溢水に対して，重要度の特に高い安全機能を有する系統が，その安備考

2.3 防護対象設備の機能喪失の判定

1.7.5.1 没水の影響に対する設計方針

ある最低の高さを設定する。

播経路を経由して被水することにより，当該防護対象設備
は機能喪失と判定する。
◇ 蒸気

溢水防護対象設備の機能喪失高さ設定における考え方の例を第1.7.5.1-1表に示す。

：防護対象設備の機能維持可能な温度／湿度と，設置されている区画の蒸気影響を想定した雰囲気温度／湿度を比較

全機能を失わないこと（信頼性要求に基づき独立性

b． 溢水防護対象設備が多重性又は多様性を有しており，各々が確保され，多重性又は多様性を有する系統が同時が別区画に設置され，同時に安全機能を損なうことのないこにその機能を失わないこと）。

と。

内部溢水により原子炉に外乱が及び，かつ，安全

その際，溢水の影響により原子炉に外乱が及び，かつ，安保護系，原子炉停止系の作動を要求される場合に全保護系，原子炉停止系の作動を要求される場合には，その溢は，その影響（溢水）を考慮し，安全評価指針に基水の影響を考慮した上で，安全評価指針に基づき必要な機器のづき安全解析を行う必要がある。

単一故障を考慮し，発生が予想される運転時の異常な過渡変化

し，雰囲気温度／湿度の方が高い場合には当該設備は機能喪失と判定する。
添付資料-1.1 防護対象設備の機能喪失判定

又は設計基準事故について安全解析を行うこと。
【別添資料 1（2.3:36）】

9 溢水-34

設置許可基準規則/解釈（ガイド）基準適合への対応状況

審査資料記載内容
2.4.1(2) 没水の影響に対する防護設計方針
溢水防護対象設備が没水により安全機能を損なうおそれがある

防護対象設備が没水により安全機能を損なうおそれがある場合に場合には，以下に示すいずれか若しくは組み合わせの対策を行うこは，以下に示すいずれか若しくは組み合わせの対策を行うことによとにより，安全機能を損なわない設計とする。

備考

没水の影響に対する防護設計方針

り，安全機能を損なわない設計とする。
(1) 溢水源又は溢水経路に対する対策① 溢水源又は溢水経路に対する対策
a． 漏えい検知システム等により溢水の発生を早期に検知し，中央

ａ．漏えい検知システム等により溢水の発生を早期に検知し，中制御室からの遠隔操作（自動又は手動）又は現場操作により漏え

央制御室からの遠隔操作（自動又は手動）又は現場操作によりい箇所を早期に隔離できる設計とする。

漏えい箇所を早期に隔離できる設計とす

b． 溢水防護区画外の溢水に対して，壁，扉，堰等による流入防止対策を図り溢水の流入を防止する設計とする。

ｂ．溢水防護区画外の溢水に対して，壁，扉，堰等による流入防止対策を図り溢水の流入を防止する設計とする。

流入防止対策として設置する壁，扉，堰等は，溢水により発生す

流入防止対策として設置する壁，扉，堰等は，溢水により発る水位や水圧に対して流入防止機能が維持できるとともに，基準生する水位や水圧に対して流入防止機能が維持できる設計とす

地震動による地震力等の溢水の要因となる事象に伴い生じる荷るとともに，溢水の要因となる地震や火災等により生じる環境

重や環境に対して必要な当該機能が損なわれない設計とする。

や荷重条件に対して当該機能が損なわれない設計とする。

ｃ． 想定破損による溢水に対しては，破損を想定する配管につい

ｃ．想定破損による溢水に対しては，破損を想定する配管について，補強工事等の実施により発生応力を低減し，溢水源から除外て，補強工事等の実施により発生応力を低減し，溢水源から除することにより溢水量を低減する。

外することにより溢水量を低減する。

ｄ． 地震起因による溢水に対しては，破損を想定する機器についｄ．地震起因による溢水に対しては，破損を想定する機器について耐震対策工事を実施することにより基準地震動による地震力て耐震対策工事を実施することにより基準地震動による地震力に対して耐震性を確保する設計とし，溢水源から除外することにに対して耐震性を確保する設計とし，溢水源から除外すること

より溢水量を低減する。

により溢水量を低減する。

ｅ． その他の溢水のうち機器の誤作動や弁グランド部，配管フラｅ．その他の溢水のうち機器の誤作動や弁グランド部，配管フランジ部からの漏えい事象等に対しては，漏えい検知システムや床ンジ部からの漏えい事象等に対しては，床漏洩検知器等によるドレンファンネルからの排水等により早期に検知し，溢水防護対

早期発見により，防護対象設備の安全機能が損なわれない程度

象設備の安全機能が損なわれない設計とする。

の溢水に抑える設計とする。

② 溢水防護対象設備に対する対策(2) 防護対象設備に対する対策

a．溢水防護対象設備の機能喪失高さが，発生した溢水による水位を十分な裕度を持って上回る設計とする。
b． 溢水防護対象設備周囲に浸水防護堰を設置し，溢水防護対象設
備が没水しない設計とする。設置する浸水防護堰については，溢ａ．防護対象設備の設置高さを嵩上げし，評価の各段階における保守性とあわせて考慮した上で，防護対象設備の機能喪失高さが，発生した溢水による水位を十分な裕度を持って上回る設計とする。

水により発生する水位や水圧に対して流入防止機能が維持でき

ｂ．防護対象設備周囲に浸水防護堰を設置し，防護対象設備が没る設計とするとともに，溢水の要因となる地震や火災等により生水しない設計とする。設置する浸水防護堰については，溢水にじる環境や荷重条件に対して当該機能が損なわれない設計とす

より発生する水位や水圧に対して流入防止機能が維持できる設る。

計とするとともに，溢水の要因となる地震や火災等により生じ【別添資料1（2.:36 38）】

る環境や荷重条件に対して当該機能が損なわれない設計とする。

9 溢水-35

設置許可基準規則/解釈（ガイド）基準適合への対応状況

審査資料記載内容

備考（想定破損）【別添資料1（6.:115,131）】6.2 想定破損による没水影響評価
6.2.1

評価方法

高エネルギー配管の没水評価では，完全全周破断による溢水を想定し，隔離による漏えい停止に必要な時間から溢水量を算定した。低エネルギー配管の没水評価では，貫通クラックによる溢水を想定し，隔離による漏えい停止に必要な時間から溢水量を算定した。想定する破損箇所は溢水評価上最も保守的となる
位置での破損を想定した。算定した溢水量による溢水水位と当該区画内の防護対象設備の機能喪失高さとを比較することにより，溢水防護対象設備の没水影響評価を行った。
6.2.5

想定破損による没水影響評価結果

単一機器の破損により生じる溢水箇所を起点とし，溢水経路を経由して最終的な滞留箇所に到達するまでを一つの評価ケースと定め，この一連の評価を，想定される全ての単一機器破損のケース毎に実施した。代表例で示した評価ケース以外の結果について，添付資料 5.1 第 1 表に示す。
結果として全ての評価ケースにおいて，必要となる対策（区画の水密化，貫通部の止水処置及び堰の改造等）を行うことにより，判定基準及び第 6.1.5-1 表の判定基準を満足するため，原子炉の停止
機能，冷却機能及び放射性物質の閉じ込め機能が維持されること，
使用済燃料プールの冷却機能及び給水機能が維持されることを確認した。
（消火）【別添資料1（7.:139）】

7.2 消火水による没水影響評価
7.2.1

溢水の発生を想定する区画

火災の発生を想定する区画であって，消火器やガスによる消火を
基本的な消火戦略として想定していない区画を，消火栓による消火活動に伴う溢水の発生する区画とする。消火活動に伴う溢水の発生を想定する区画を添付資料-6.1 第 1 表に示す。
7.2.3

消火水による没水影響評価結果

上記の火災による影響を考慮に入れ，消火水による没水影響評価を添付資料-6.2 第 2 表に示す。
評価の結果，消火水の放水による溢水に対し，必要な対策（区画9 溢水-36

設置許可基準規則/解釈（ガイド）基準適合への対応状況

審査資料記載内容

備考

分離，堰の改造及び扉の改造等）を行うことにより判定基準及び第6.1.5-1 表の判定基準を満足するため，原子炉の停止機能，冷却機能及び放射性物質の閉じ込め機能が維持されること，使用済燃料プー
ルの冷却機能及び給水機能が維持されることを確認した。
【別添資料1（8.:159,178）】（地震）
8.6 地震時の没水影響評価
流体を内包する機器のうち，基準地震動ＳＳによって破損が生じる
可能性のある機器について破損を想定し，その影響を評価する。評価における網羅性を確保するため，複数系統・複数箇所の同時破損を想定し，伝播も考慮した上で各区画における最大の溢水量を算出
し，防護対象設備への影響を評価する。この際，被水による影響も同時に評価する。
また，本事象は基準地震動ＳＳに起因して生じる可能性があることから，原則として全ての防護対象設備について必要な対策を実施する。ただし，防護対象設備であっても，基準地震動ＳＳへの耐震性が確保されていない耐震Ｂ，Ｃクラス機器についてはその限りではな
い。
8.6.3

地震時の溢水伝播評価結果

8.6.2 にて実施した伝播評価を，実際の溢水伝播図及び溢水量を用いて評価し，各溢水防護区画の溢水水位を算出した。溢水水位と各区画の機能喪失高さの最も低い防護対象設備の機能喪失判定については前述の第 8.6.2-1 表のとおり。
想定した地震時に発生する溢水に対し，必要となる対策（堰の改造，扉の改造，区画の水密化等）を実施することにより，判定基準
及び第 6.1.5-1 表の判定基準を満足するため，原子炉の停止機能，冷却機能及び放射性物質の閉じ込め機能が維持されること，使用済
燃料プールの冷却機能及び給水機能が維持されることを確認した。
地震に起因する溢水による評価結果を第 8.6.3-1 表に，溢水伝播経路図を第 8.6.3-1 図に示す。
第 6.2.5-1 表

想定破損による没水影響評価結果

添付資料-3 溢水源となる機器のリスト
添付資料-4 溢水影響評価において期待する設備について
添付資料-8 配管の破損位置及び破損形状の評価について

9 溢水-37

設置許可基準規則/解釈（ガイド）基準適合への対応状況

審査資料記載内容
補足説明資料-3

備考

内部溢水により想定される事象の確認結果

補足説明資料-13 溢水影響評価における床勾配の考え方と評
価の保守性について
補足説明資料-18 内部溢水影響評価に用いる各項目の保守性と有効数字の処理について
補足説明資料-21 現場操作が必要な設備のアクセス性について補足説明資料-26 現場操作の実施可能性について
補足説明資料-29 現場へのアクセス時における評価
補足説明資料-43 原子炉建屋内の漏洩検知器設置について

9 溢水-38

設置許可基準規則/解釈（ガイド）（２）被水の影響に対する設計方針

基準適合への対応状況
1.7.5.2 被水の影響に対する設計方針(1) 被水の影響に対する評価方針

b.被水による影響評価「1.7.2 考慮すべき溢水事象」にて設定した溢水源からの直線軌
道及び放物線軌道の飛散による被水並びに天井面の開口部若しく

被水による影響については、以下の項目について

は貫通部からの被水の影響を受ける範囲内にある溢水防護対象設確認する。

備が被水により安全機能を損なうおそれがないことを評価する。

る場合には、図−５に示す被水の影響評価の考え方に従い確認する。
また、溢水源となる配管については、配管径に関係なく、被水による影響評価を実施する。（解説２．２．４−２）① 評価対象区画に流体を内包する機器が設置されている場合は、防護対象設備に対し被水防護措置がなされていることを確認する。
② 評価対象区画に流体を内包する機器が設置されていない場合は、天井面に開口部又は貫通部が存在しないことを確認する。
③ 評価対象区画に流体を内包する機器が設置されておらず、かつ、天井面に開口部又は貫通り，安全機能を損なわない設計とする。

具体的には，以下に示す要求のいずれかを満足していれば溢水防a． 溢水防護対象設備があらゆる方向からの水の飛まつによっても有害な影響を生じないよう，以下に示すいずれかの保護構造を有していること。
(a) 「JIS C 0920 電気機械器具の外郭による保護等級(IPコード)」における第二特性数字4以上相当の保護等級を有すること。
(b) 実機での被水条件を考慮しても安全機能を損なわないことを被水試験等により確認した保護カバーやパッキン等による被水防護措置がなされていること。
b． 溢水防護対象設備が多重性又は多様性を有しており，各々が別区画に設置され，障壁等により同時に安全機能を損なうことのないこと。
その際，溢水の影響により原子炉に外乱が及び，かつ，安全保に密封処理等の流出防止対策がなされている

護系，原子炉停止系の作動を要求される場合には，その溢水の影ことを確認する。

響を考慮した上で，安全評価指針に基づき必要な単一故障を考慮れておらず、天井面に開口部又は貫通部が存は，以下に示すいずれか若しくは組み合わせの対策を行うことによ

護対象設備が安全機能を損なうおそれはない。

部が存在する場合は、当該開口部及び貫通部④ 評価対象区画に流体を内包する機器が設置さ

備考

被水の影響に対する防護設計方針

防護対象設備が被水により安全機能を損なうおそれがある場合に評価対象区画に設置されている防護対象設備の防護対象設備から溢水源となる配管が直視でき

審査資料記載内容
2.4.2

し，発生が予想される運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故について安全解析を行うこと。

在し、かつ、当該開口部及び貫通部に密封処理等の流出防止対策がなされていない場合に【別添資料1（2.:39）】

あっては、防護対象設備に対し被水防護措置がなされていることを確認する。
⑤ ⑤ ①〜④を満足しない場合は、防護対象設
備が、防滴仕様であることを確認する。
⑥ 中央制御室及び現場操作が必要な設備へのア
クセス通路にあっては、必要に応じて環境の温度、放射線量を考慮しても接近の可能性が失われないことを確認する。
上記、①〜⑥を満足しない場合には、防護対9 溢水-39

設置許可基準規則/解釈（ガイド）
象設備の機能は期待できないものとする。

基準適合への対応状況

審査資料記載内容

備考(2) 被水の影響に対する防護設計方針
溢水防護対象設備が被水により安全機能を損なうおそれがある①項の「被水防護措置」とは、障壁による分離、距離による分離及び防水板等による被水防護等をいい、被水防護措置がなされている場合の例を図−６に示す。

解説−２．２．４−２ 「被水による影響評価」

場合には，以下に示すいずれか若しくは組み合わせの対策を行うことにより，安全機能を損なわない設計とする。
① 溢水源又は溢水経路に対する対策(1) 溢水源又は溢水経路に対する対策

a． 溢水防護区画外の溢水に対して，壁，扉，堰等による流入防

ａ．溢水防護区画外の溢水に対して，壁，扉，堰等による流入防止対策を図り溢水の流入を防止することにより被水の影響が止対策を図り溢水の流入を防止することにより被水の影響が発発生しない設計とする。

生しない設計とする。

被水による影響評価の対象となる溢水源の考流入防止対策として設置する壁，扉，堰等は，溢水により発生流入防止対策として設置する壁，扉，堰等は，溢水により発え方は、没水による影響評価における溢水源とする水位や水圧に対して流入防止機能が維持できるとともに，基生する水位や水圧に対して流入防止機能が維持できる設計とす同じである。「溢水源となる配管については、配管

準地震動による地震力等の溢水の要因となる事象に伴い生じるるとともに，溢水の要因となる地震や火災等により生じる環境

径に関係なく、被水による影響評価を実施する。」

荷重や環境に対して必要な当該機能が損なわれない設計とする。

や荷重条件に対して当該機能が損なわれない設計とする。

としたのは、25Ａ以下の配管においても、破断時のb． 想定破損による溢水に対しては，破損を想定する配管につい

ｂ．想定破損による溢水に対しては，破損を想定する配管につい溢水量は、それを超える口径の配管破断時より少なて，補強工事等の実施により発生応力を低減し，溢水源から除て，補強工事等の実施により発生応力を低減し，溢水源から除いが、溢水の飛散による防護対象設備への影響を考外することにより被水の影響が発生しない設計とする。

慮する必要があるからである。
(４）溢水による影響評価の判定（３）の影響評価の結果から内部溢水に対して，

外することにより被水の影響が発生しない設計とする。

c． 地震起因による溢水に対しては，破損を想定する機器についｃ．地震起因による溢水に対しては，破損を想定する機器について耐震対策工事を実施することにより基準地震動による地震て耐震対策工事を実施することにより基準地震動による地震力

力に対して耐震性を確保する設計とし，溢水源から除外するこに対して耐震性を確保する設計とし，溢水源から除外することとにより被水の影響が発生しない設計とする。

により被水の影響が発生しない設計とする。

重要度の特に高い安全機能を有する系統が，その安d． 消火水の放水による溢水に対しては，溢水防護対象設備が設

ｄ．消火水の放水による溢水に対しては，防護対象設備が設置さ全機能を失わないこと（信頼性要求に基づき独立性置されている溢水防護区画において固定式消火設備等の水消れている溢水防護区画において区画壁等の設置により区画分離が確保され，多重性又は多様性を有する系統が同時

火を行わない消火手段を採用することにより，被水の影響が発を行い，屋内消火栓を使用した消火活動の際に発生する被水のにその機能を失わないこと）。

生しない設計とする。

影響を受けない設計とする。さらに，電源盤等の設備について内部溢水により原子炉に外乱が及び，かつ，安全また，水消火を行う場合には，水消火による被水の影響を最保護系，原子炉停止系の作動を要求される場合に小限に止めるため，溢水防護対象設備に対して不用意な放水をは，その影響（溢水）を考慮し，安全評価指針に基行わないことを消火活動における運用及び留意事項として「火づき安全解析を行う必要がある。

災防護計画」に定める。

は，固定式消火設備等の水消火を行わない消火手段を採用する
ことで，被水の影響を受けない設計とする。
また，水消火を行う場合には，水消火による被水の影響を最小限に止めるため，防護対象設備に対して不用意な放水を行わないことを消火活動における運用及び留意事項として「火災防② 溢水防護対象設備に対する対策
a．「JIS C 0920 電気機械器具の外郭による保護等級(IPコード)」における第二特性数字4以上相当の保護等級を有する機器への取替を行う。
b． 溢水防護対象設備に対し，実機での被水条件を考慮しても安全機能を損なわないことを被水試験等により確認したシール材塗布等による被水防護措置を行う。

護計画」に定める。
(2) 防護対象設備に対する対策
ａ．
「JIS C 0920 電気機械器具の外郭による保護等級(IP コード)」における第二特性数字 4 以上相当の保護等級を有する機器への取替を行う。
ｂ．防護対象設備に対し，実機での被水条件を考慮しても安全機能を損なわないことを被水試験等により確認した保護カバーやパッキン等による被水防護措置を行う。

9 溢水-40

設置許可基準規則/解釈（ガイド）基準適合への対応状況

審査資料記載内容

備考（想定破損）【別添資料1（2.:39〜40）（6.:132〜133）】

6.3 想定破損による被水影響評価
評価対象区画内に設置される配管の想定破損による被水を考慮し，溢水防護対象設備の被水影響評価を行った。想定破損による被水影響評価フローを第6.3-1図に示す。
(1) 評価方法
想定破損による直接の被水及び溢水経路からの被水に対し，溢水防護対象設備の被水影響評価を行った。
(2) 評価結果
想定した被水に対し，必要となる被水防護対策(保護カバーの設置，コーキング処理，配管への保温材施工等)を実施することにより，判定基準及び第 6.1.5-1 表の判定基準を満足するため，原子炉の停止機能，冷却機能及び放射性物質の閉じ込め機能が維持されること，使用済燃料プールの冷却機能及び給水機能が維持されることを確認した。
想定破損による被水影響評価結果を添付資料-5.2 第2表に示す。
（消火）【別添資料1（7.:141）】

7.3 消火水による被水影響評価
消火活動による放水に伴う被水は事象として想定しうるが，区画分離等の必要な対策を行うことで，原子炉の停止機能，冷却機能及び放射性物質の閉じ込め機能が維持されること，使用済燃料プールの冷却機能及び給水機能が維持されることを確認した。
（地震）【別添資料1（8.:195）】

8.7 地震時の被水影響評価
水を内包する機器の破損に伴う被水については，「8.5 溢水量の算定」に示す各区画における各溢水源の同時破損を想定した場合においても，原子炉の停止機能，冷却機能及び放射性物質の閉じ込め機
能，使用済燃料プールの冷却機能及び給水機能が維持されるよう被水対策を実施する。
上層階からの溢水の伝播による被水については，8.6における伝播評価時に同時に評価を行っている。
添付資料-4 溢水影響評価において期待する設備について
添付資料-8

配管の破損位置及び破損形状の評価について

9 溢水-41

設置許可基準規則/解釈（ガイド）基準適合への対応状況

審査資料記載内容
補足説明資料-3

備考

内部溢水により想定される事象の確認結果

補足説明資料-12 被水影響評価における防滴仕様の扱いと評
価結果について
補足説明資料-18 内部溢水影響評価に用いる各項目の保守性と有効数字の処理について
補足説明資料-26 現場操作の実施可能性について
補足説明資料-29 現場へのアクセス時における評価

9 溢水-42

設置許可基準規則/解釈（ガイド）基準適合への対応状況（３）蒸気放出の影響に対する設計方針

1.7.5.3 蒸気放出の影響に対する設計方針

c. 蒸気による影響評価(1) 蒸気放出の影響に対する評価方針

審査資料記載内容

2.4.3

防護対象設備が蒸気放出の影響により安全機能を損なうおそれが評価対象区画に設置されている防護対象設備の「1.7.2 考慮すべき溢水事象」にて設定した溢水源からの漏えいある場合には，以下に示すいずれか若しくは組み合わせの対策を行蒸気による影響については、以下の項目について

蒸気の直接噴出及び拡散による影響を受ける範囲内にある溢水防うことにより，防護対象設備が安全機能を損なわない設計とする。

確認する。

護対象設備が蒸気放出の影響により安全機能を損なうおそれがな

防護対象設備から溢水源となる同じ区画にある
場合には、図―７に示す蒸気の影響評価の考え方に従い確認する。
また、溢水源となる高エネルギー配管について
は、配管径に関係なく、蒸気による影響評価を実施する。（解説２．２．４−３）

備考

蒸気放出の影響に対する防護設計方針

いことを評価する。
具体的には，以下に示す要求のいずれかを満足していれば溢水防護対象設備が安全機能を損なうおそれはない。
a． 溢水防護対象設備が溢水源からの漏えい蒸気を考慮した耐蒸気仕様を有すること。
b． 溢水防護対象設備が多重性又は多様性を有しており，各々が別区画に設置され，同時に安全機能を損なうことのないこと。

① 評価対象区画に蒸気を内包する機器が設置さその際，溢水の影響により原子炉に外乱が及び，かつ，安全保れている場合は、防護対象設備に対し蒸気防護

護系，原子炉停止系の作動を要求される場合には，その溢水の影措置がなされていることを確認する。

響を考慮した上で，安全評価指針に基づき必要な機器の単一故障② 評価対象区画に蒸気を内包する機器が設置されていない場合は、天井面に開口部又は貫通部を考慮し，発生が予想される運転時の異常な過渡変化又は設計基
準事故について安全解析を行うこと。

が存在しないことを確認する。
③ 評価対象区画に蒸気を内包する機器が設置さ(2) 蒸気放出の影響に対する防護設計方針れておらず、かつ、天井面に開口部又は貫通部

溢水防護対象設備が蒸気放出の影響により安全機能を損なうおが存在する場合は、当該開口部及び貫通部に密それがある場合には，以下に示すいずれか若しくは組み合わせの対封処理等の流出防止対策がなされていること策を行うことにより，溢水防護対象設備が安全機能を損なわない設を確認する。

計とする。

④ 評価対象区画に蒸気を内包する機器が設置されておらず、天井面に開口部又は貫通部が存在① 溢水源又は溢水経路に対する対策
a． 溢水防護区画外の蒸気放出に対して，壁，扉等による流入防(1) 溢水源又は溢水経路に対する対策
ａ．溢水防護区画外の蒸気放出に対して，壁，扉等による流入防止対策を図り蒸気の流入を防止する設計とする。

し、かつ、当該開口部及び貫通部に密封処理等止対策を図り蒸気の流入を防止する設計とする。

の流出防止対策がなされていない場合にあっ流入防止対策として設置する壁，扉等は，溢水により発生するては、防護対象設備に対し蒸気防護措置がなさ

蒸気に対して流入防止機能が維持できるとともに，基準地震動

る蒸気に対して流入防止機能が維持できる設計とするとともれていることを確認する。

による地震力等の溢水の要因となる事象に伴い生じる荷重やに，溢水の要因となる地震等により生じる環境や荷重条件に対⑤ ①〜④を満足しない場合は、防護対象設備が、環境に対して必要な当該機能が損なわれない設計とする。

して当該機能が損なわれない設計とする。

耐蒸気仕様（想定される温度等を考慮した仕b． 溢水源となる系統を，溢水防護区画外で閉止することにより，

ｂ．溢水源となる系統を，溢水防護区画外の元弁で閉止すること

溢水防護区画内において蒸気放出による影響が発生しない設により，溢水防護区画内において蒸気放出による影響が発生し様）であることを確認する。
⑥ 中央制御室及び現場操作が必要な設備へのア計とする。

流入防止対策として設置する壁，扉等は，溢水により発生すない設計とする。

クセス通路にあっては、必要に応じて環境の温c． 想定破損による溢水に対しては，破損を想定する配管につい

ｃ．想定破損による溢水に対しては，破損を想定する配管につい

度、放射線量を考慮しても接近の可能性が失わて，補強工事等の実施により発生応力を低減し，溢水源から除て，補強工事等の実施により発生応力を低減し，溢水源から除れないことを確認する。

外することにより蒸気放出による影響が発生しない設計とす

外することにより蒸気放出による影響が発生しない設計とする。

る。

9 溢水-43

設置許可基準規則/解釈（ガイド）基準適合への対応状況

審査資料記載内容

d． 地震起因による溢水に対しては，破損を想定する機器についｄ．蒸気の漏えいを検知し，中央制御室からの遠隔隔離（自動又て耐震対策工事を実施することにより基準地震動による地震は手動）を行うための自動検知・遠隔隔離システムを設置し，設備の機能は期待できないものとする。

力に対して耐震性を確保する設計とし，溢水源から除外するこ

漏えい蒸気を早期隔離することで蒸気影響を緩和する設計とす④の「蒸気防護措置」とは、気流による分離、ケとにより蒸気放出による影響が発生しない設計とする。

る。

上記、①〜⑥を満足しない場合には、防護対象

ーブル端子箱の密封処理による分離等による蒸気防護処置等をいう。

解説−２．２．４−３ 「蒸気による影響評価」
蒸気による影響評価の対象となる溢水源のe． 蒸気の漏えいを検知し，中央制御室からの遠隔隔離（自動又また，自動検知・遠隔隔離システムだけでは防護対象設備のは手動）を行うための自動検知・遠隔隔離システムを設置し，健全性が確保されない破損想定箇所については，防護カバーを漏えい蒸気を早期隔離することで蒸気影響を緩和する設計と設置し，漏えい蒸気量を抑制して，溢水防護区画内雰囲気温度する。

への影響を軽減する設計とする。

備考

また，自動検知・遠隔隔離システムだけでは溢水防護対象設備

考えの健全性が確保されない場合には，破損想定箇所に防護カバーを方は、没水による影響評価における溢水源と同設置することで漏えい蒸気量を抑制して，溢水防護区画内雰囲気じである。「溢水源となる高エネルギー配管に

温度への影響を軽減する設計とする。

ついては、配管径に関係なく、蒸気による影響

さらに，信頼性向上の観点から，防護カバー近傍には小規模漏評価を実施する。」としたのは、25Ａ以下の配えい検知を目的とした特定配置温度検出器を設置し，蒸気の漏え管においても、破断時の溢水量は、それを超えいを早期検知する設計とする。

る口径の配管破断時より少ないが、蒸気の拡散による防護対象設備への影響を考慮する必要があるからである。

② 溢水防護対象設備に対する対策(2) 防護対象設備に対する対策

a． 蒸気放出の影響に対して耐性を有しない溢水防護対象設備に

ａ．蒸気放出の影響に対して耐性を有しない防護対象設備についついては，蒸気曝露試験又は机上評価によって蒸気放出の影響ては，蒸気曝露試験又は机上評価によって蒸気放出の影響に対に対して耐性を有することが確認された機器への取替を行う。

して耐性を有することが確認された機器への取替を行う。

（３）の影響評価の結果から内部溢水に対して，

b． 溢水防護対象設備に対し，実機での蒸気条件を考慮しても安ｂ．防護対象設備に対し，実機での蒸気条件を考慮しても安全機

重要度の特に高い安全機能を有する系統が，その安全機能を損なわないことを蒸気暴露試験等により確認したシ能を損なわないことを蒸気暴露試験等により確認したシールや全機能を失わないこと（信頼性要求に基づき独立性ールやパッキン等による蒸気防護措置を行う。

パッキン等による蒸気防護措置を行う。

(４）溢水による影響評価の判定が確保され，多重性又は多様性を有する系統が同時にその機能を失わないこと）。

【別添資料1（2.:40〜41）】

内部溢水により原子炉に外乱が及び，かつ，安全保護系，原子炉停止系の作動を要求される場合に（想定破損）

は，その影響（溢水）を考慮し，安全評価指針に基6.4 想定破損による蒸気影響評価

づき安全解析を行う必要がある。
【別添資料1（6.:134）】

高エネルギー配管の破損による放出蒸気に対して，溢水防護対象
設備の蒸気影響評価を行った。想定破損による蒸気影響評価フローを第 6.4-1 図に示す。
(1) 評価方法
高エネルギー配管の破損により生じる蒸気発生源の有無，伝播
経路，溢水防護対象設備の耐環境仕様等の観点から，溢水防護対象設備の蒸気影響評価を行った。
(2) 評価結果

9 溢水-44

設置許可基準規則/解釈（ガイド）基準適合への対応状況

審査資料記載内容

備考

想定した蒸気の影響に対し，必要となる対策（配管の撤去，耐震等補強工事，防護カバー設置，漏洩検知システム及び隔離弁の設置等）を実施することにより，判定基準及び第 6.1.5-1 表の判定基準を満足するため，原子炉の停止機能，冷却機能及び放射性物質の閉じ込め機能が維持されること，使用済燃料プールの冷却機能及び給水機能が維持されることを確認した。
想定破損による蒸気影響評価結果を第 6.4-1 表に示す。
(3) 蒸気の噴出に対する防護対象設備への影響について
配管破損区画に防護対象設備があり，配管破損位置近傍は漏洩蒸気の直接噴出による防護対象設備への影響が考えられるため，原子炉隔離時冷却系蒸気配管と防護対象設備との位置関係を現場にて確認した。
蒸気配管の設置場所と蒸気噴出の影響を受ける可能性のある防護対象設備が近接する箇所（原子炉建屋2階東側地震計）には，配管にカバーが設置されており，漏えい蒸気の直接噴出による防護対象設備への影響はないことを確認した。
添付資料-2.2

原子炉建屋内における所内蒸気系の破損評価について

補足説明資料-45 火災防護区画設置を反映した蒸気影響評価につ

東海第二固有事項

いて【別添資料1（8.:195）】（地震）
8.8 地震時の蒸気影響評価
高エネルギー流体を内包する機器のうち，基準地震動によって破損が生じる可能性のある機器について破損を想定し，その発生蒸気による影響を評価する。ただし本事象は，複数系統・複数箇所の同時破損を考慮する点が「6.4想定破損による蒸気影響評価」と異なるのみで，蒸気の発生区域やその後の伝播は想定破損時の評価と同様である。従って，地震時の蒸気影響評価は想定破損による蒸気影
響評価に包含される。
添付資料-4

溢水影響評価において期待する設備について

補足説明資料-3 内部溢水により想定される事象の確認結果
補足説明資料-26

現場操作の実施可能性について

補足説明資料-29

現場へのアクセス時における評価

9 溢水-45

設置許可基準規則/解釈（ガイド）基準適合への対応状況（４）その他の要因による溢水に対する設計方針

審査資料記載内容

備考

12.5 地下水による影響評価
1.7.5.4 その他の要因による溢水に対する設計方針(3) 影響評価

地下水の流入，屋外タンクの竜巻による飛来物の衝突による破損

地下水の溢水防護区画への浸水経路としては，建屋外壁地下部に伴う漏えい等の地震以外の自然現象に伴う溢水が，溢水防護区画

における配管等の貫通部の隙間及び建屋間の接合部が考えられるに流入するおそれがある場合には，壁，扉，堰等により溢水防護区

が，これらについては，配管貫通部の隙間には止水措置を行って画を内包するエリア内及び建屋内への流入を防止する設計とし，溢おり，また建屋間の接合部にはエキスパンションジョイント止水

水防護対象設備が安全機能を損なわない設計とする。

板を設置しているため，地下水が防護区画内に浸水することはな

機器の誤作動や弁グランド部，配管フランジ部からの漏えいに対して，早期検知システム及び排水システムにより溢水防護対象設備
が安全機能を損なわない設計とする。

い。地下部止水措置状況を補足説明資料-37 に示す。
以上より，地震によりサブドレンが機能喪失した際に生じる建屋周辺に流入する地下水は，溢水防護対象設備に影響を与えることがないものと評価する。

【別添資料1（12.:221）】
1.1 溢水防護に関する基本方針
自然現象により発生する溢水及びその波及的影響により発生する溢水に関しては，防護対象設備の配置を踏まえて，最も厳しい条件となる影響を考慮し，防護対象設備が安全機能を損なわない設計とする。評価の詳細について，補足説明資料-4 に示す。
自然現象による溢水影響の考慮について（補足説明資料-4）
1. 検討項目
本資料は，設置許可基準規則 第 6 条の検討「自然現象および故意によるものを除く人為による事象の選定について」において，抽出された事象に対して溢水の影響有無を検討した。
各自然現象による溢水影響としては，降水のようなプラントへの直接的な影響と，飛来物による屋外タンク等の破壊のような間接的な影響が考えられる。間接的な影響に関しては，設置位置や保有水量等を鑑み，屋外タンク等を自然現象による破損の影響を確認する
対象とする。
想定される自然現象による直接的，間接的影響をそれぞれ整理し，第 1 表に示す。結果として，いずれの影響に対しても現状の設計にて問題がないこと，又は現状の評価で包含されることを確認した。
補足説明資料-4

自然現象による溢水影響の考慮について

補足説明資料-25 その他の漏えい事象に対する確認について

9 溢水-46

設置許可基準規則/解釈（ガイド）基準適合への対応状況

持に関する設計方針

３．２ 溢水影響評価
３．２．１ 使用済燃料貯蔵プール（使用済燃料ピット）に対する溢水影響評価

審査資料記載内容

1.7.5.5 使用済燃料プールのスロッシング後の機能維持に関する設
計方針

基準地震動ＳＳにおける使用済燃料プールのスロッシングによる最大溢水量を第 9.2-1 表，時間毎の溢水量の変化を第 9.2-1 図，溢基準地震動による地震力によって生じるスロッシング現象を三次元流動解析により評価し，使用済燃料プール外へ漏えいする水量

水時の使用済燃料プール水位を第 9.2-2 表に示す。
9.3 使用済燃料プールの冷却機能及び遮蔽機能維持の確認

溢水に対する使用済燃料貯蔵プール（使用済燃を考慮する。その際，使用済燃料プールの初期条件は保守的となる

使用済燃料プールからの溢水量がプール外に流出した際の使用済

料ピット）の安全確保の考え方は、以下のとおり

ように設定する。算出した溢水量からスロッシング後の使用済燃料

燃料プール水位を求め，使用済燃料の遮蔽に必要な水位が維持されとする。

プールの水位低下を考慮しても，使用済燃料プールの冷却機能及びることを確認した。

溢水の影響評価にあたっては、発電所内で発生使用済燃料プールへの給水機能が確保されるため，それらを用いる

また，地震後の使用済燃料プール水位は一時的にオーバフロー水

した溢水に対して、使用済燃料貯蔵プール（使用ことにより適切な水温（水温65℃以下）及び遮へい水位を維持でき位を下回るが，残留熱除去系による給水・冷却が可能であり，冷却済燃料ピット）設備が、「プール冷却」及び「プーる設計とする。

機能維持への影響はないことを確認した。
使用済燃料プールの水位評価結果を第 9.3-1 表に示す。

ルへの給水」ができることを確認する。
プール冷却にあたっては、想定される溢水によ【別添資料1（9.202 203）】

り通常運転中の使用済燃料貯蔵プール（使用済燃

補足説明資料-21

料ピット）冷却系に外乱が生じ、冷却を維持する

補足説明資料-22

必要が生じた場合、使用済燃料貯蔵プール（使用

備考

9.2 使用済燃料プール溢水量の評価結果（５）使用済燃料プールのスロッシング後の機能維

現場操作が必要な設備のアクセス性について
使用済燃料プール水のダクト流入防止対策について済燃料ピット）を保安規定で定めた水温（65℃以下）以下に維持できること。
プールへの給水にあたっては、想定される溢水により通常運転中の使用済燃料貯蔵プール（使用済燃料ピット）補給水系に外乱が生じ、給水を維持する必要が生じた場合、使用済燃料貯蔵プール（使用済燃料ピット）を燃料の放射線を遮へいするために必要な量の水を維持できること。
３．２．４ 溢水影響評価
溢水影響評価においては、評価対象区画で想定される溢水事象に対し、その防護対象設備が没水、被水又は蒸気の影響を受けず、その機能が確保されるか否かを評価する。（図−８）
評価対象区画は、漏えい想定箇所を起点とした
溢水経路上に存在する全ての溢水防護区画を対象とする。

9 溢水-47

設置許可基準規則/解釈（ガイド）基準適合への対応状況

審査資料記載内容

備考

溢水影響評価方法は、原子炉施設と同様の方法を用いる。

（１）溢水経路の設定
溢水経路の設定にあたっては、以下の経路を考慮して設定する。溢水経路の設定方法は、２．２．
４（１）の原子炉施設の溢水経路の設定と同じ方法を用いる。
a.溢水防護区画内漏えいでの溢水経路
b.溢水防護区画外漏えいでの溢水経路（２）溢水防護区画の評価に用いる各項目の算出
溢水防護区画の評価に用いる以下の各項目の算出は、２．２．４（２）の原子炉施設の算出方法と同じ算出方法を用いる。
a.没水評価に用いる水位の算出方法
b.被水評価に用いる飛散距離の算出方法
c.蒸気評価に用いる拡散範囲の算出方法（３）影響評価
原子力発電所内で発生する溢水に対して、防護すべき対象機器が、以下に示す没水、被水及び蒸気の要求を満足しているか確認する。確認方法は、
２．２．４（３）の原子炉施設の影響評価と同じ。
a.没水による影響評価
b.被水による影響評価
c.蒸気による影響評価（４）溢水による影響評価の判定（３）の影響評価の結果から内部溢水に対して、使用済燃料貯蔵プールの冷却及び給水機能が失われないこと。

9 溢水-48

設置許可基準規則/解釈（ガイド）基準適合への対応状況

審査資料記載内容

備考

６．溢水防護区画外で発生した溢水に対する流入防止に関する設計方針

10.3 地震起因による溢水影響評価（伸縮継手の破損考慮）

1.7.6 海水ポンプエリアの溢水評価に関する設計方針
海水ポンプエリア内にある防護対象設備が海水ポンプエリア内

地震起因により溢水源となりうる機器のうち，破損の生じるおそ及びエリア外で発生する溢水の影響を受けて，安全機能を損なわれがある伸縮継手部を溢水源として評価する。循環水ポンプの通常ない設計とする。

運転圧力における伸縮継手の破損を考慮した場合，流出流量は，想具体的には、海水ポンプエリア外で発生する地震に起因する循環
水管の伸縮継手の全円周状の破損や屋外タンク破損による溢水が，海水ポンプエリアへ流入しないようにするために，壁，閉止板等に定破損の流出流量より大きくなるため，評価において最大となる溢水量を地震による溢水量とする。
この際の溢水量を想定し，循環水ポンプが設置される区画での伸縮継手破損による溢水量が，海水ポンプエリア躯体壁上部から流出よる溢水伝ぱ防止対策を図る設計とする。

する際の越流水深を第 10.3-1 図のモデルに従い算出した。この結果【別添資料1（10.206

209）】

を第 10.3-1 表に示す。
(1) 影響評価結果
循環水管伸縮継手部の想定破損による溢水が，海水ポンプエリ
アを越えて外部に流出する際の水位（越流水深）は 0.14m であり，既設分離壁の高さ 0.79m を越えて，防護対象設備の設置されている区画に流入することはないと評価した。この結果より，防護対象設備が機能喪失しないことを確認した。
補足説明資料-19 循環水管伸縮継手の破損対応について

1.7.7 溢水防護区画を内包するエリア外及び建屋外からの流入防止に関する設計方針

東海第二固有事項

12. 防護対象設備が設置されているエリア外からの溢水影響評価
屋外タンク等の破損を考慮した敷地内浸水が，防護対象設備が設

溢水防護区画を内包するエリア外及び建屋外で発生を想定する置されている原子炉建屋等に及ぼす影響を確認する。

溢水が，溢水防護区画に流入するおそれがある場合には，壁，扉， 12.1 建屋外からの溢水影響評価
堰等により溢水防護区画を内包するエリア内及び建屋内への流入

屋外タンク等の破損により生じる溢水が，防護対象設備の設置さを防止する設計とし，溢水防護対象設備が安全機能を損なわない設れている原子炉建屋，タービン建屋，海水ポンプ室，使用済燃料乾計とする。

式貯蔵建屋に及ぼす影響を確認する。

また，地下水に対しては，地震時の排水ポンプの停止により建屋溢水防護対象設備を内包する建屋の外部に存在する溢水源として

周囲の水位が周辺の地下水位まで上昇することを想定し，建屋外周

は，海水を除き，屋外タンク及び淡水貯水池の保有水並びに地下水部における壁，扉，堰等により溢水防護区画を内包する建屋内へのが挙げられる。以下にこれらの溢水が溢水防護対象設備に与える影流入を防止する設計とし，溢水防護対象設備が安全機能を損なわない設計とする。

響を評価する。
12.2 屋外タンクの溢水による影響評価
東海第二発電所敷地近傍にある屋外タンク等の溢水が溢水防護対【別添資料1（12.:211 224）】

象設備に与える影響として詳細評価を行った。
(1) 溢水影響のある屋外タンクの抽出
東海第二発電所敷地内等にある屋外タンクのうち，溢水影響のあるタンク等の配置図を第 12.2-1 図に，タンク等容量を第 12.2-1

9 溢水-49

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審査資料記載内容

備考

表に示す。ただし，耐震性が確保されるタンクは評価対象から除外する。
(2) 評価の前提条件
ａ．敷地内に広がった溢水は，構内排水路からの流出や，地中への浸透は評価上考慮しない。
ｂ．タンクから漏えいした溢水は敷地全体に均一に広がるものとする。
ｃ．溢水量の算出では，基準地震動ＳＳによる地震力によって破損が生じるおそれのある屋外タンク等からは，全量が流出することとし，基準地震動ＳＳによる地震力によって破損が生じないものは除外した。
ｄ．淡水貯水池については，基準地震動ＳＳによる地震力によって機能維持し，スロッシングが発生しないことを確認していることから，溢水源としては考慮しない。
(3) 屋外タンク等による溢水影響評価
屋外タンク等の破損により生じる溢水が，防護対象設備の設置されている原子炉建屋，タービン建屋，海水ポンプ室及び使用済
燃料乾式貯蔵建屋に影響を及ぼさないことを確認した。第 12.2-2
表に評価結果を示す。
(4) 評価結果
第 12.2-1 表から，敷地内にある水源タンク等（水，薬品及び油）の溢水及び漏えいは，仮に上記の全タンク等（計 68 箇所）が破損したと評価した場合においても，最大水位は約 0.1m であり，溢水
防護対象設備が設置されている建物等の外壁に設置した扉等の開口部は敷地高さ E.L.＋8.0m より O.2m 以上高い位置に設置されているため，屋外タンク等の溢水により溢水防護対象設備に影響を及ぼすことはない。
屋外タンク等による溢水の滞留箇所である E.L.＋8.0m 及びE.L.＋3.3m の敷地レベル図を第 12.2-2 図，溢水水位を第 12.2-2
表及び第 12.2-3 表に示す。
なお，E.L.＋3.3m の敷地範囲についても，屋外タンク等の溢水をすべて滞留させることができる容積を有しているが，溢水水位の算出にあたっては，海水ポンプ室を除き敷地高さ E.L.＋3.3m への排出は考慮せず，保守的に E.L.＋8.0m の敷地面積のみで評価した。補足説明資料-20 にエリアの局所的な溢水水位の評価を示す。

9 溢水-50

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審査資料記載内容

備考

12.3 廃棄物処理棟及び廃棄物処理建屋からの溢水影響評価
溢水源となりうる機器が存在する廃棄物処理棟及び廃棄物処理建屋において，想定する機器の破損等により発生する溢水について，
溢水防護対象設備を設置している原子炉建屋原子炉棟及びタービン
建屋への溢水影響について評価を行った。
なお，廃棄物処理棟及び廃棄物処理建屋における単一機器の破損により生じる溢水量及び消火水の放水により生じる溢水量は，地震に起因する機器の破損に伴う溢水量に包含されることから，ここでは，地震に起因する機器の破損に伴う溢水量について評価を行う。
(1) 溢水源及び溢水量
廃棄物処理棟及び廃棄物処理建屋において地震に起因する機器の破損に伴う溢水量として，耐震Ｂ，Ｃクラス機器の系統保有水量を算出した。地震時に想定する溢水量は，それぞれ，廃棄物処
理棟約 2,700m３，廃棄物処理建屋約 4,300m３である。
(2) 溢水影響評価結果
廃棄物処理棟及び廃棄物処理建屋の溢水影響評価を第 12.3-1 表に示す。滞留可能な空間容積は，それぞれ，廃棄物処理棟 6,319m
３，廃棄物処理建屋 6,970m３であるため，発生する溢水量と比較して十分余裕があることから，滞留が可能であり，原子炉建屋原子炉棟及びタービン建屋へ連絡通路等を通じて溢水することはな
く，防護対象設備への影響はない。
12.4 その他の地震起因による敷地内溢水影響評価
地震起因による評価において，屋外タンクの破損以外に機器等の複数同時破損を想定した溢水量について考慮すべき範囲を確認する。
その結果，機器等の破損により生じる溢水が，防護対象設備の設置されている原子炉建屋，タービン建屋，海水ポンプ室及び使用済
燃料乾式貯蔵建屋に影響を及ぼさないことを確認した。
(1) 溢水影響のある機器の抽出
東海第二発電所敷地内にある屋外設備のうち，溢水影響のある機器等を抽出した結果，耐震補強工事により，地上化した安全系
ポンプの放出ライン配管のＢ，Ｃクラス範囲の破損ケースを選定した。

9 溢水-51

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審査資料記載内容

備考(2) 評価条件
ａ．海水ポンプ（安全系）は全台運転とし，溢水量を定格流量にて算出した。
ｂ．敷地内に広がった溢水は，構内排水路からの流出や，地中への浸透は評価上考慮しない。
ｃ．放出ラインから漏えいした溢水は敷地全体に均一に広がるものとする。
(3) 評価結果
屋外放出ラインルート図を第12.4-1図に，放出ラインからの溢水量の評価結果を第12.4-1表に示す。この結果，敷地内における溢水量については，対象のポンプ全てについて，運転及び放出配管の破損を考慮した場合においても，1時間当たり約20mmである。
敷地内で想定される溢水については，排水設計127.5㎜／hを行う
ことから，溢水防護対象設備が設置されている建物等の外壁に設置した扉等の開口部高さO.2mに対しても，影響がないと評価した。
12.5 地下水による影響評価
東海第二発電所では，溢水防護対象設備を内包する原子炉建屋，タービン建屋等の周辺地下部に第 12.5-1 図に示すように排水設備（サブドレン）を設置しており，同設備により各建屋周辺に流入す
る地下水の排出を行っている。地震によりすべての排水ポンプが同時に機能喪失することを想定し，その際の排水不能となった地下水が溢水防護対象設備に与える影響について評価を行った。
(1) サブドレンの排水方法について
サブドレンは，ピット及び排水ポンプより構成され，ピット間は配管で相互に接続されているため，一箇所の排水ポンプが故障した場合でも，他のピット及び排水ポンプにより排水することができる。また，地震によりポンプ電源が喪失した場合は，一時的な水位上昇の恐れがあるが，仮設分電盤及び仮設ポンプを常備していることから排水は可能となっている。
(2) 建屋周辺に流入する地下水量評価
過去（平成 25 年度）のサブドレンによる排水実績調査によると，年間を通じて季節による変動はあるが，1 日当たり最大で約 200m3程度の流入が想定される。仮に 7 日間排水作業が実施できないとして，建屋周辺で約 1,500m3 程度の流入を考慮した場合でも有意な水位上昇とはならない。また，保守的に止水壁がないと想定した場合でも，建屋周囲の地下水位は周辺の地下水位と平衡した水位

9 溢水-52

設置許可基準規則/解釈（ガイド）基準適合への対応状況

審査資料記載内容

備考

で上昇が止まるものと考えられる。
(3) 影響評価
地下水の溢水防護区画への浸水経路としては，建屋外壁地下部における配管等の貫通部の隙間及び建屋間の接合部が考えられるが，これらについては，配管貫通部の隙間には止水措置を行っており，また建屋間の接合部にはエキスパンションジョイント止水板を設置しているため，地下水が防護区画内に浸水することはな
い。地下部止水措置状況を補足説明資料-37 に示す。
以上より，地震によりサブドレンが機能喪失した際に生じる建屋周辺に流入する地下水は，溢水防護対象設備に影響を与えることがないものと評価する。

9 溢水-53

設置許可基準規則/解釈（ガイド）基準適合への対応状況

審査資料記載内容

備考

７．放射性物質を含んだ液体の管理区域外への漏えいを防止するための設計方針

1.7.8 放射性物質を含んだ液体の管理区域外への漏えいを防止するための設計方針

設置許可基準規則（溢水による損傷の防止等）
第九条
2

前述の各建屋における溢水評価のとおり，管理区域内で発生した管理区域内で発生した溢水の管理区域外への伝播経路となる箇

溢水は，建屋内及び建屋の地下階等に貯留されることから，貯留さ所については，壁，扉，堰等による漏えい防止対策を行うことによれる範囲及び溢水の伝播経路となる範囲について，溢水防護措置（堰り，機器の破損により生じた放射性物質を内包する液体が管理されの設置，水密扉の設置，配管等貫通部への止水処置等）を構ずるこない状態で管理区域外に漏えいすることを防止する設計とする。

とにより，機器の破損等により生じた放射性物質を含んだ液体が，設計基準対象施設は，発電用原子炉施設内の放射性物質を含む液体を内包する容器又

13．放射性物質を内包する液体の漏えいの防止

管理区域外に伝播しないことを確認した。
【別添資料1（13.:235）】

は配管の破損によって当該容器又は配管か
ら放射性物質を含む液体があふれ出た場合
において，当該液体が管理区域外へ漏えいしないものでなければならない。

9 溢水-54

設置許可基準規則/解釈（ガイド）８．溢水によって発生する外乱に対する評価方針

２．２ 溢水影響評価
２．２．１ 安全設備に対する溢水影響評価
溢水に対する原子炉施設の安全確保の考え方は、以下のとおりとする。

基準適合への対応状況

審査資料記載内容

備考

1.7.9 溢水によって発生する外乱に対する評価方針
溢水の影響により原子炉に外乱が及び，かつ，安全保護系，原子補足説明資料-3

内部溢水により想定される事象の確認結果

炉停止系の作動を要求される場合には，その溢水の影響を考慮した上で，「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針」に基づき必要な単一故障を考慮し，発生が予想される運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故について安全解析を行い，炉心損傷に至溢水の影響評価にあたっては、発電所内で発生しることなく当該事象を収束できる設計とし，これらの機能を維持す

た溢水に対して、重要度の特に高い安全機能を有するために必要な設備（溢水防護対象設備）が，没水，被水及び蒸気る系統が、その安全機能を失わないこと（多重性又の影響を受けて，その安全機能を損なわない設計（多重性又は多様は多様性を有する系統が同時にその機能を失わな性を有する設備が同時にその安全機能を損なわない設計）とする。

いこと）を確認する。
溢水により原子炉に外乱が及び、かつ、安全保護【別添資料1（1.:3）（補足3:１〜30）】

系、原子炉停止系の作動を要求される場合には、その影響（溢水）を考慮し、安全評価指針に基づき安全解析を行う必要がある。
また、中央制御室及び現場操作が必要な設備については、溢水の影響により接近の可能性が失われな
いことも評価対象とする。

9 溢水-55

設置許可基準規則/解釈（ガイド）基準適合への対応状況

審査資料記載内容

備考

1.7.10 手順等
溢水評価に関して，以下の内容を含む手順を定め，適切な管理を

補足説明資料-17 内部溢水影響評価における確認内容について行う。
(1) 配管の想定破損評価において，応力評価の結果により破損形状の想定を行う場合は，評価結果に影響するような減肉がないことを継続的な肉厚管理で確認する。
(2) 配管の想定破損による溢水が発生する場合及び基準地震動による地震力により耐震Ｂ，Ｃクラスの機器が破損し溢水が発生する場合においては，隔離手順を定める。

(1) 資機材の持込み等に対する管理
溢水評価区画において，資機材の持込み等により評価条件としている滞留面積に見直しがある場合は，溢水評価への影響確認を行う。さらに，火災荷重についても見直しがある場合は，溢水評
価への影響確認を行う。
(2) 水密扉に対する管理(3) 運転実績（高エネルギー配管として運転している割合が当該系

水密扉については，開放後の確実な閉止操作，中央制御室にお統の運転している時間の2％又はプラント運転期間の1％よりける閉止状態の確認及び閉止されていない状態が確認された場合小さい）により低エネルギー配管としている設備については，の閉止操作の手順等を予め整備し管理する。また，作業等による運転時間管理を行う。

一時的な解放等についても開閉管理を実施していく。

(4) 内部溢水評価で用いる屋外タンクの水量を管理する。

(3) 改造工事による評価内容の変更の対応(5) 溢水防護区画において，各種対策設備の追加及び資機材の持込

改造工事等の実施により，溢水源が追加，変更となる場合は，み等により評価条件としている床面積に見直しがある場合は，溢水評価への影響確認を行う。また，溢水影響評価上考慮してい予め定めた手順により溢水評価への影響確認を行う。
(6) 排水を期待する箇所からの排水を阻害する要因に対し，それを防止するための運用を実施する。
(7) 止水要求のあるハッチを開放する場合に，溢水防護対象設備の安全機能に影響がないような運用を実施する。
(8) 水密扉については，開放後の確実な閉止操作，閉止状態の確認

る機器，堰等の改造についても事前に技術的な影響評価を行う。
(4) 運転時間の管理
運転実績（高エネルギー配管として運転している割合が当該系
統の運転している時間の２％またはプラント運転期間の１％より小さい）により低エネルギー配管としている系統についての運転
時間実績管理を行う。

及び閉止されていない状態が確認された場合の閉止操作の手順等を定める。
(9) 使用済燃料プール冷却浄化系や原子炉補機冷却系が機能喪失した場合における，残留熱除去系による使用済燃料プールの給水・冷却手順を定める。
(10) 溢水防護対象設備に対する消火水の影響を最小限に止めるため，消火活動における運用及び留意事項と，それらに関する教育について「火災防護計画」に定める。
(11) 溢水発生後の滞留区画等での排水作業手順を定める。

9 溢水-56

設置許可基準規則/解釈（ガイド）基準適合への対応状況

審査資料記載内容

備考

10.6.2 内部溢水に対する防護設備
10.6.2.1 概要
原子炉施設内における溢水が発生した場合においても，施設内に設ける壁，扉，堰等の浸水防護設備により，溢水防護
対象設備が，その安全機能を損なわない設計とする。
10.6.2.2 設計方針
浸水防護設備は，以下の方針で設計する。
(1) 浸水防止堰は，溢水により発生する水位や水圧に対して流入防止機能が維持できるとともに，基準地震動による地震力等の溢水の要因となる事象に伴い生じる荷重や環境に対して必要な当該機能が損なわれない設計とする。また，浸水防止堰の高さは，溢水水位に対して裕度を確保する設計とする。
(2) 水密扉は，溢水により発生する水位や水圧に対して流入防止機能が維持できるとともに，基準地震動による地震力等の溢水の要因となる事象に伴い生じる荷重や環境に対して必要な当該機能が損なわれない設計とする。
(3) 防護壁は，溢水により発生する水位や水圧に対して流入防止機能が維持できるとともに，基準地震動による地震力等の溢水の要因となる事象に伴い生じる荷重や環境に対して必要な当該機能が損なわれない設計とする。
(4) (1)〜(3)以外の浸水防護設備についても，溢水により発生する水位や水圧に対して流入防止機能が維持できるとともに，基準地震動による地震力等の溢水の要因となる事象に伴い生じる荷重や環境に対して必要な当該機能が損なわれない設計とする。
10.6.2.3 試験検査
浸水防護設備は，健全性及び性能を確認するため，原子炉の運転中又は停止中に，定期的に試験又は検査を実施する。

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