東海第二発電所 工事計画審査資料

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資料番号

工認-019

提出年月日

平成 30 年 1 月 5 日

日本原子力発電株式会社
東海第二発電所

工事計画審査資料

原子炉本体（添付書類）

Ⅴ-1-1 各発電用原子炉施設に共通の説明書
Ⅴ-1-1-4 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書
Ⅴ-1-1-4-1 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉本体）
Ⅴ-1-1-4-1-1 設定根拠に関する説明書（炉心シュラウド）Ⅴ-1-1-4-1-2 設定根拠に関する説明書（シュラウドサポート）
Ⅴ-1-1-4-1-3 設定根拠に関する説明書（上部格子板）
Ⅴ-1-1-4-1-4 設定根拠に関する説明書（炉心支持板）
Ⅴ-1-1-4-1-5 設定根拠に関する説明書（中央燃料支持金具）
Ⅴ-1-1-4-1-6 設定根拠に関する説明書（周辺燃料支持金具）
Ⅴ-1-1-4-1-7 設定根拠に関する説明書（制御棒案内管）
Ⅴ-1-1-4-1-8 設定根拠に関する説明書（原子炉圧力容器）
Ⅴ-1-1-4-1-9 設定根拠に関する説明書（差圧検出・ほう酸水注入管（ティーより N10ノズルまでの外管））
Ⅴ-1-1-4-1-10 設定根拠に関する説明書（差圧検出・ほう酸水注入管（原子炉圧力容器内部））

Ⅴ-5 図面
2.1 原子炉圧力容器
・原子炉圧力容器構造図【原子炉圧力容器」は，平成 16 年 1 月 9 日付け発室発第 163 号にて届出した工事計画書の添付図面第 1 図「原子炉圧力容器全体構造図」，昭和 52 年 9 月 22 日付け 52 資庁第 10471 号にて認可された工事計画書の添付図面第 3-2 図「原子炉圧力容器部分図その 1」及び昭和 50
年 10 月 6 日付け 50 資庁第 8314 号にて認可された工事計画書の添付図面第 2-3 図「原子炉圧力容器部分図その 2」による。
】
・炉心シュラウドの構造図【「炉心シュラウド」は，昭和 51 年 4 月 8 日付け 51 資庁第 468 号にて認可された工事計画書の添付図面第 2-2 図「シュラウド構造図（その 1）」及び第 2-3 図「シュラウド構造図（その 2）」による。
】
・シュラウドサポートの構造図【「シュラウドサポート」は，昭和 51 年 4 月 8 日付け 51 資庁第 468 号にて認可された工事計画書の添付図面第 2-21 図「シュラウドサポート構造図」及び平成 4 年 9 月 8 日付け発管業発第 145 号にて届出した工事計画書の添付図面第 2 図「マンホール蓋構造図」による。
】
・上部格子板の構造図【「上部格子板」は，昭和 51 年 4 月 8 日付け 51 資庁第 468 号にて認可された工事計画書の添付図面第 2-6 図「上部格子板構造図」による。
】
・炉心支持板の構造図【「炉心支持板」は，昭和 51 年 4 月 8 日付け 51 資庁第 468 号にて認可された工事計画書の添付図面第 2-7 図「炉心支持板構造図」による。
】
・中央燃料支持金具の構造図【「中央燃料支持金具」は，昭和 51 年 4 月 8 日付け 51 資庁第 468 号にて認可された工事計画書の添付図面第 2-19 図「燃料支持金具構造図（その 1）」による。】
・周辺燃料支持金具の構造図【「周辺燃料支持金具」は，昭和 51 年 4 月 8 日付け 51 資庁第 468 号にて認可された工事計画書の添付図面第 2-20 図「燃料支持金具構造図（その 2）」による。】
・制御棒案内管の構造図【「制御棒案内管」は，昭和 51 年 4 月 8 日付け 51 資庁第 468 号にて認可された工事計画書の添付図面第 2-17 図「制御棒案内管構造図」による。
】

・差圧検出・ほう酸水注入管（ティーより N10 ノズルまでの外管）の構造図【「差圧検出・ほう酸水注入管（ティーより N10 ノズルまでの外管）」は，昭和 51 年 4 月 8 日
付け 51 資庁第 468 号にて認可された工事計画書の添付図面第 2-12 図「差圧検出・ほう酸水注入配管構造図」による。
】
・高圧炉心スプレイスパージャの構造図【「高圧炉心スプレイスパージャ」は，昭和 51 年 4 月 8 日付け 51 資庁第 468 号にて認可された工事計画書の添付図面第 2-9 図「高圧炉心スプレイ配管（圧力容器内部）構造図」による。】
・低圧炉心スプレイスパージャの構造図【「低圧炉心スプレイスパージャ」は，昭和 51 年 4 月 8 日付け 51 資庁第 468 号にて認可された工事計画書の添付図面第 2-10 図「低圧炉心スプレイ配管（圧力容器内部）構造図」による。】
・残留熱除去系配管（圧力容器内部）の構造図【「残留熱除去系配管（圧力容器内部）」は，昭和 51 年 4 月 8 日付け 51 資庁第 468 号にて認可された工事計画書の添付図面第 2-11 図「低圧注水配管（圧力容器内部）構造図」による。
】
・高圧炉心スプレイ配管（原子炉圧力容器内部）の構造図【「高圧炉心スプレイ配管（原子炉圧力容器内部）」は，昭和 51 年 4 月 8 日付け 51 資庁第 468号にて認可された工事計画書の添付図面第 2-9 図「高圧炉心スプレイ配管（圧力容器内部）構造図」による。】
・低圧炉心スプレイ配管（原子炉圧力容器内部）の構造図【「低圧炉心スプレイ配管（原子炉圧力容器内部）」は，昭和 51 年 4 月 8 日付け 51 資庁第 468号にて認可された工事計画書の添付図面第 2-10 図「低圧炉心スプレイ配管（圧力容器内部）構造図」による。】
・差圧検出・ほう酸水注入管（原子炉圧力容器内部）の構造図【「差圧検出・ほう酸水注入管（ティーより N10 ノズルまでの外管）」は，昭和 51 年 4 月 8 日
付け 51 資庁第 468 号にて認可された工事計画書の添付図面第 2-12 図「差圧検出・ほう酸水注入配管構造図」による。
】

Ⅴ-1-1-4-1-1 設定根拠に関する説明書

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-1 R0（炉心シュラウド）

名称

炉心シュラウド

上部胴MPa差圧）

中間胴

MPa差圧）

下部胴MPa差圧）

最 高 使 用 温 度℃

302

個

−1

最高使用圧

力数

【設 定 根 拠】（概 要）・設計基準対象施設
炉心シュラウドは，設計基準対象施設として，上部格子板及び炉心支持板を支持するために設置する。

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-1 R1・重大事故等対処設備
重大事故等時に使用する炉心シュラウドは，原子炉冷却材の流路が確保されるよう，炉心形状を維持するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠(1) 炉心シュラウド（上部胴）設計基準対象施設として使用する炉心シュラウド（上部胴）の最高使用圧力は，通常運転時に炉心シュラウド（上部胴）の内外面の間に作用する差圧（差圧が最大となるプ
ラントの運転状態＊1 における差圧解析値（）を包絡する最大差圧として（差圧）とする。
炉心シュラウド（上部胴）を重大事故等時において使用する場合の圧力は，設計基準対象施設の最高使用圧力を下回るため，同仕様で設計し，（差圧）とする。

(2) 炉心シュラウド（中間胴）設計基準対象施設として使用する炉心シュラウド（中間胴）の最高使用圧力は，通常運転時に炉心シュラウド（中間胴）の内外面の間に作用する差圧（差圧が最大となるプ
ラントの運転状態＊2 における差圧解析値（））を包絡する最大差圧として（差圧）とする。
炉心シュラウド（中間胴）を重大事故等時において使用する場合の圧力は，設計基準対象施設の最高使用圧力を下回るため，同仕様で設計し，1（差圧）とする。

(3) 炉心シュラウド（下部胴）設計基準対象施設として使用する炉心シュラウド（下部胴）の最高使用圧力は，通常運転時に炉心シュラウド（下部胴）の内外面の間に作用する差圧（差圧が最大となるプラントの運転状態＊3 における差圧解析値（））を包絡する最大差圧として（差圧）とする。
炉心シュラウド（下部胴）を重大事故等時において使用する場合の圧力は，設計基準対象施設の最高使用圧力を下回るため，同仕様で設計し，2.

（差圧）とする。

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する炉心シュラウドの最高使用温度は，原子炉圧力容器の最高使用温度と同じ 302℃とする。

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-1 R1E

炉心シュラウドを重大事故等時において使用する場合の温度は，原子炉圧力容器の重大事故等時における最高使用温度と同じ 302℃とする。
3.

個数の設定根拠
炉心シュラウドは，設計基準対象施設として上部格子板及び炉心支持板を支持するために必要な個数である 1 個設置する。
炉心シュラウドは，設計基準対象施設として 1 個設置しているものを重大事故等対処設備として使用する。

注記＊1：通常運転時に炉心シュラウド（上部胴）の差圧が最大となる 100％原子炉出力，105％
炉心流量状態＊2：通常運転時に炉心シュラウド（中間胴）の差圧が最大となる 100％原子炉出力，105％
炉心流量状態＊3：通常運転時に炉心シュラウド（下部胴）の差圧が最大となる 100％原子炉出力，105％
炉心流量状態2

Ⅴ-1-1-4-1-2 設定根拠に関する説明書

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-2 R0（シュラウドサポート）名称

シュラウドサポート

最 高 使 用 圧 力MPa（差圧）

最 高 使 用 温 度℃

302

個−1数

【設 定 根 拠】（概 要）・設計基準対象施設
シュラウドサポートは，設計基準対象施設として，炉心シュラウドを支持するために設置する。
・重大事故等対処設備
重大事故等時に使用するシュラウドサポートは，原子炉冷却材の流路が確保されるよう，NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-2 R1

炉心形状を維持するために設置する。
1. 最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用するシュラウドサポートの最高使用圧力は， 通常運転時にシュラウドサポートの内外面の間に作用する差圧（差圧が最大となるプラントの運転状態＊における）を包絡する最大差圧として（差圧）とする。

シュラウドサポートを重大事故等時において使用する場合の圧力は，設計基準対象施設の最高使用圧力を下回るため，同仕様で設計し，（差圧）とする。

2. 最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用するシュラウドサポートの最高使用温度は，原子炉圧力容器の最高使用温度と同じ 302 ℃とする。
シュラウドサポートを重大事故等時において使用する場合の温度は，原子炉圧力容器の重大事故等時における最高使用温度と同じ 302℃とする。
3. 個数の設定根拠
シュラウドサポートは，設計基準対象施設として炉心シュラウドを支持するために必要な個数である1個設置する。
シュラウドサポートは，設計基準対象施設として1個設置しているものを重大事故等対処設備として使用する。

1注記＊：通常運転時にシュラウドサポートの差圧が最大となる 100 ％原子炉出力，105 ％炉心流

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-2 R1E量状態。

2

Ⅴ-1-1-4-1-3 設定根拠に関する説明書

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-3 R0（上部格子板）

名称

上部格子板

最 高 使 用 圧 力

MPa（差圧）最 高 使 用 温 度℃

302

個

−1数

【設 定 根 拠】（概要）・設計基準対象施設
上部格子板は，設計基準対象施設として，炉心シュラウド上部に固定し燃料集合体の横方向の支持と案内の役目をさせるとともに，中性子束検出器及び起動用中性子源の上端を支持するために設置する。
・重大事故等対処設備

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-3 R1

重大事故等時に使用する上部格子板は，原子炉冷却材の流路が確保されるよう，炉心形状を維持するために設置する。
1. 最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する上部格子板の最高使用圧力は，通常運転時に上部格子板の上下面の間に作用する差圧（差圧が最大となるプラントの運転状態 ＊ における差圧解析値）を包絡する最大差圧として（差圧）とする。

上部格子板を重大事故等時において使用する場合の圧力は，設計基準対象施設の最高使用圧力を下回るため，同仕様で設計し，（差圧）とする。

2. 最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する上部格子板の最高使用温度は，原子炉圧力容器の最高使用温度と同じ 302℃とする。
上部格子板を重大事故等時において使用する場合の温度は，原子炉圧力容器の重大事故等時における最高使用温度と同じ 302℃とする。
3. 個数の設定根拠
上部格子板は，設計基準対象施設として炉心シュラウド上部に固定し燃料集合体の横方向の支持と案内の役目をさせるとともに，中性子束検出器及び起動用中性子源の上端を支持するために必要な個数である1個設置する。

1上部格子板は，設計基準対象施設として 1 個設置しているものを重大事故等対処設備として使用する。

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-3 R1E

注記＊：通常運転時に上部格子板の差圧が最大となる100％原子炉出力，105％炉心流量状態。

2Ⅴ-1-1-4-1-4 設定根拠に関する説明書

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-4 R0（炉心支持板）

名称

炉心支持板

最 高 使 用 圧 力

MPa（差圧）最 高 使 用 温 度℃

302

個

−1数

【設 定 根 拠】（概要）・設計基準対象施設
炉心支持板は，設計基準対象施設として，炉心シュラウド下部に固定し，制御棒案内管，燃料支持金具及び燃料集合体，中性子計測案内管並びに起動用中性子源の横方向の支持をするために設置する。
・重大事故等対処設備

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-4 R1

重大事故等時に使用する炉心支持板は，原子炉冷却材の流路が確保されるよう，炉心形状を維持するために設置する。
1. 最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する炉心支持板の最高使用圧力は，通常運転時に炉心支持板の上下面の間に作用する差圧（差圧が最大となるプラントの運転状態 ＊ における差圧解析値）を包絡する最大差圧として（差圧）とする。

炉心支持板を重大事故等時において使用する場合の圧力は，設計基準対象施設の最高使用圧力を下回るため，同仕様で設計し，（差圧）とする。

2. 最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する炉心支持板の最高使用温度は，原子炉圧力容器の最高使用温度に合わせ，302℃とする。
炉心支持板を重大事故等時において使用する場合の温度は，原子炉圧力容器の重大事故等時における最高使用温度と同じ 302℃とする。
3. 個数の設定根拠
炉心支持板は，設計基準対象施設として炉心シュラウド下部に固定し，制御棒案内管，燃料支持金具及び燃料集合体，中性子計測案内管並びに起動用中性子源の横方向の支持をするために必要な個数である1個設置する。

1炉心支持板は，設計基準対象施設として1個設置しているものを重大事故等対処設備として使用する。

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-4 R1E

注記＊：通常運転時に炉心支持板の差圧が最大となる100％原子炉出力，105％炉心流量状態2Ⅴ-1-1-4-1-5 設定根拠に関する説明書

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-5 R0（中央燃料支持金具）

名称

中央燃料支持金具

最 高 使 用 圧 力

MPa（差圧）最 高 使 用 温 度℃

302

個

−185数

【設定根拠】（概要）
・設計基準対象施設
中央燃料支持金具は，設計基準対象施設として，燃料集合体 4 体の支持と燃料集合体への冷却材の流路を形成するために設置する。
・重大事故等対処設備
重大事故等時に使用する中央燃料支持金具は，燃料集合体 4 体の支持と燃料集合体への冷却NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-5 R1E材の流路を形成するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する中央燃料支持金具の最高使用圧力は，通常運転時に中央燃料支持金具の上下面の間に作用する差圧（差圧が最大となるプラントの運転状態＊における差圧解析値）を包絡する最大差圧として（差圧）とする。

中央燃料支持金具を重大事故等時において使用する場合の圧力は，設計基準対象施設の最高使用圧力と同仕様で設計し，2.

（差圧）とする。

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する中央燃料支持金具の最高使用温度は，原子炉圧力容器の最高使用温度と同じ 302 ℃とする。
中央燃料支持金具を重大事故等時において使用する場合の温度は，原子炉圧力容器の重大事故等時における最高使用温度と同じ 302℃とする。

3.

個数の設定根拠
中央燃料支持金具は，設計基準対象施設として燃料集合体4体の支持と燃料集合体への冷却材の流路を形成するために必要な個数である185個設置する。
中央燃料支持金具は，設計基準対象施設として 185 個設置しているものを重大事故等対処設備として使用する。
注記＊：通常運転時に上部格子板の差圧が最大となる 100％原子炉出力，105％炉心流量状態。

1Ⅴ-1-1-4-1-6 設定根拠に関する説明書

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-6 R0（周辺燃料支持金具）

名称

周辺燃料支持金具

最 高 使 用 圧 力MPa（差圧）

最 高 使 用 温 度℃

302

個−24数

【設 定 根 拠】（概要）・設計基準対象施設
周辺燃料支持金具は，設計基準対象施設として，燃料集合体 1 体の支持と燃料集合体への冷却材の流路を形成するために設置する。
・重大事故等対処設備
重大事故等時に使用する周辺燃料支持金具は，燃料集合体 1 体の支持と燃料集合体への冷却NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-6 R1E材の流路を形成するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する周辺燃料支持金具の最高使用圧力は，通常運転時に周辺燃料支持金具の上下面の間に作用する差圧（差圧が最大となるプラントの運転状態＊における差圧解析値）を包絡する最大差圧として（差圧）とする。

周辺燃料支持金具を重大事故等時において使用する場合の圧力は，設計基準対象施設の最高使用圧力と同仕様で設計し，2.

（差圧）とする。

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する周辺燃料支持金具の最高使用温度は，原子炉圧力容器の最高使用温度と同じ 302 ℃とする。
周辺燃料支持金具を重大事故等時において使用する場合の温度は，原子炉圧力容器の重大事故等時における最高使用温度と同じ 302℃とする。

3.

個数の設定根拠
周辺燃料支持金具は，設計基準対象施設として燃料集合体1体の支持と燃料集合体への冷却材の流路を形成するために必要な個数である24個設置する。
周辺燃料支持金具は，設計基準対象施設として 24 個設置しているものを重大事故等対処設備として使用する。
注記＊：通常運転時に上部格子板の差圧が最大となる 100％原子炉出力，105％炉心流量状態。

1

Ⅴ-1-1-4-1-7 設定根拠に関する説明書

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-7 R0（制御棒案内管）名称制御棒案内管

最 高 使 用 圧 力MPa

最 高 使 用 温 度℃

302個−185数差圧）【設定根拠】（概要）
・設計基準対象施設
制御棒案内管は，設計基準対象施設として，下側を制御棒駆動機構ハウジングに，上側を炉心支持板にはめこみ，制御棒の案内をするために設置する。
・重大事故等対処設備

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-7 R1E

重大事故等時に使用する制御棒案内管は，制御棒の案内をするために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する制御棒案内管の最高使用圧力は，通常運転時に制御棒案内管の内外面の間に作用する差圧（差圧が最大となるプラントの運転状態＊における差圧解析値）を包絡する最大差圧として（差圧）とする。

制御棒案内管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，設計基準対象施設の最高使用圧力と同仕様で設計し，2.

（差圧）とする。

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する制御棒案内管の最高使用温度は，原子炉圧力容器の最高使用温度と同じ 302 ℃とする。
制御棒案内管を重大事故等時において使用する場合の温度は，原子炉圧力容器の重大事故等時における最高使用温度と同じ 302℃とする。

3.

個数の設定根拠
制御棒案内管は，設計基準対象施設として制御棒の案内をするために必要な個数である185個設置する。
制御棒案内管は，設計基準対象施設として 185 個設置しているものを重大事故等対処設備として使用する。
注記＊：通常運転時に上部格子板の差圧が最大となる100％原子炉出力，105％炉心流量状態。

1

Ⅴ-1-1-4-1-8 設定根拠に関する説明書

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-8 R0（原子炉圧力容器）

名称

原子炉圧力容器

最 高 使 用 圧 力

MPa

8.62

最 高 使 用 温 度℃

302個

−

1初数
装荷個数

（ 監 視 試 験 片 ）−【設 定 根 拠】（概要）・設計基準対象施設
原子炉圧力容器は，設計基準対象施設として原子炉冷却材圧力バウンダリを構成し，燃料集合体，炉心支持構造物，制御棒及びその他原子炉圧力容器内部構造物を保持するために設置する。
原子炉圧力容器は，通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び事故時において適切な炉心NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-8 R1

冷却能力を持たせる設計としている。
・重大事故等対処設備
重大事故等時に使用する原子炉圧力容器は，常設低圧代替注水ポンプ等による原子炉注水時において，冷却材を保持するために使用する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
設計基準対象施設として使用する原子炉圧力容器の最高使用圧力は，定格出力運転時における原子炉圧力容器の運転圧力が 6.93MPa であるため，これを上回る圧力として 8.62MPa とする。
原子炉圧力容器を重大事故等時において使用する場合の圧力は，設計基準対象施設と同様の使用条件であるため，設計基準対象施設と同設計の 8.62MPa とする。

2.

最高使用温度の設定根拠
設計基準対象施設として使用する原子炉圧力容器の最高使用温度は，定格出力運転時における原子炉圧力容器温度が約 286℃であることから，これを上回る温度として 302℃とする。
原子炉圧力容器を重大事故等時において使用する場合の温度は，設計基準対象施設と同様の使用条件であるため，設計基準対象施設と同設計条件で設計し，302℃とする。

3.

個数の設定根拠
原子炉圧力容器は，設計基準対象施設として燃料集合体等を収容するために必要な個数である 1 個を設置する。

2

原子炉圧力容器は，設計基準対象施設として設置しているものを重大事故等時における設計条件にて使用するため，設計基準対象施設として 1 個設置しているものを重大事故等対処設備として使用する。
4.

初装荷個数（監視試験片）の設定根拠
監視試験片は，設定基準対象施設として原子炉圧力容器の炉心領域の中性子照射による影響評価について監視試験片によって計画的に評価を行うために必要な個数である

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-8 R1Eる。

3を設置すNT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-9 R0

Ⅴ-1-1-4-1-9 設定根拠に関する説明書（差圧検出・ほう酸水注入管（ティーより N10 ノズルまでの外管））

名個数【設定根差圧検出・ほう酸水注入管

称（ティーより N10 ノズ ルまでの外管）
−1拠】

（概要）
・設計基準 対 象施設
差圧検出・ほ う 酸水注 入管（ティーより N10 ノズルまでの外管）は，設計基準対 象施設とし て ，ほう 酸水 を炉心下部 プレナムに注入するため及び炉心支持板の上下差圧を計測す る ために設 置 する。
・重大事故 等 対処設 備
重大事故等 時に 使用 す る 差圧検出・ほう酸水注入管（ティーより N10 ノズルま での外管）は，原子炉 冷却 材の流路が確保されるよう，炉心形状 を維持するために 設置す

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-9 R1

る。
重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（ほ う 酸水注入 系 ）として使用する差 圧検出・ほう 酸水注入管（ティーより N10ノズルま で の外管） は ，以下の機能を有す る。
差圧検出・ほ う 酸水注 入管（ティーより N10 ノズルまでの外管）は，原子炉冷却 材
圧力バウ ン ダリが高 圧 の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機 能 が喪失し た 場合においても炉心 の著しい損傷 を防止するため，発電用原子炉を冷却 す るために 設 置する。
系統構成は ，ほう 酸水 貯蔵タンクを水源としたほう酸水注入ポンプによりほう 酸水注入系統 を 介して差 圧 検出・ほう酸水注入管（ティーより N10 ノズ ルまでの外管）よ
りほう酸水貯蔵タンクの水を原子炉に注水することで，原子炉を冷却する設計とする。

1

重大 事 故 等時 に 計測 制 御系統 施設のうちほ う酸水注入 設備（ほう酸 水注入系） と して使用する 差圧 検出 ・ ほ う酸水注 入管（テ ィーより N10 ノズルまでの外管）は ， 以下の機能を有 する 。
差圧検出・ ほ う酸水 注 入 管（ティーより N10 ノズルまでの外管） は，運転時の 異 常な過 渡 変 化 時に お いて 発電 用原子炉の 運転を緊急 に停止することができ ない事 象が 発生す る お そ れが あ る場 合又 は当該事象 が発生した 場合においても炉心の 著しい 損傷 を防止 す る た め， 原 子炉 冷却 材圧力バウ ンダリ及び 原子炉格納容器の健全 性を維 持す るとともに， 発電 用原 子 炉 を未臨界 に移行す るために設置する。
系統 構 成は ，ほ う 酸水 貯蔵タンクを水源としたほう酸水注入ポンプによ りほう 酸水注入系統を 介し て差 圧 検 出・ほう 酸水注入 管（ティーより N10 ノズルまでの外 管 ）よりほ う 酸 水 貯蔵 タ ンク の水 を発電用原 子炉に十分 な量のほう酸水を注入 するこ とで 発電用原子炉 を未 臨界 に 移 行する設 計とする 。

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-9 R1E

重大 事 故 等時 に 原子 炉 格納施 設のうち圧力 低減設備そ の他の安全設 備の原子炉 格 納
容器 安 全 設 備（ ほ う酸 水注 入系）とし て使用する 差圧検出・ほう酸水注 入管（ ティ ーより N10 ノ ズル まで の 外 管）は， 以下の機 能を有する。
差圧検出・ ほ う酸水 注 入 管（ティーより N10 ノズルまでの外管） は，炉心の著 し い
損傷 が 発 生 した 場 合に おい て原子炉格 納容器の破 損を防止するため，溶 融し， 原子 炉格納容器の 下部 に落 下 し た炉心を 冷却する ために設置する。
系統 構 成は ，ほ う 酸水 貯蔵タンクを水源としたほう酸水注入ポンプによ りほう 酸水注入系統を 介し て差 圧 検 出・ほう 酸水注入 管（ティーより N10 ノズルまでの外 管 ）よりほ う 酸 水 貯蔵 タ ンク の水 を原子炉に 注水するこ とで，溶融炉心の原子 炉格納 容器 下部のペデス タル （ド ラ イ ウェル部 ）への落 下を遅延又は防止できる設計とする。

1.

個数の 設定根 拠
差圧検出・ ほ う酸水 注 入 管（ティーより N10 ノズルまでの外管） は，設計基準 対 象
施設 と し て ほう 酸 水を 炉心 下部プレナ ムに注入す るため及び炉心支持板 の上下差圧 を計測するた めに 必要 な 個 数である 1 個設置 する。
差圧検出・ ほ う酸水 注 入 管（ティーより N10 ノズルまでの外管） は，設計基準 対 象施設と同様 の使 用方 法 で あるため ，設計基 準対象施設として 1 個設置している も のを
重大事故等 対処 設備 と し て使用す る。

2

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-10 R0

Ⅴ-1-1-4-1-10 設定根拠に関する説明書（差圧検出・ほう酸水注入管（原子炉圧力容器内部））

名個称数

【設定根

差圧検出・ほう酸水注入管（原子炉圧力容器内部）
−1拠】

（概要）
・設計基準 対 象施設
差圧検出・ ほう酸 水 注 入管（原子 炉圧力容器 内部）は，設計基準対象施設とし て，ほう酸水を炉心下部プレナムに注入するため及び炉心支持板の上下差圧を計測するために設 置 する。
・重大事故 等 対処設 備
重大事故等 時に 使用 す る 差圧検出・ほう酸水注入管（原子炉圧力容器内部）は，原
子炉冷却材 の流路 が 確 保さ れるよ う，炉心形状を維持するために設置する。
重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-10 R1設備（ほ う酸 水注入系 ）として使用する差圧検出・ほう酸水注入管（原子炉圧力 容器内部）は ， 以下の機 能 を有する。
差圧検出・ほ う 酸水注 入管（原子炉圧力容器内部）は，原子炉冷却 材圧力バウ ンダ
リが高圧 の 状態であ っ て，設計基 準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した 場 合におい て も炉心の著しい損傷 を防止するた め，発電用原子炉を冷却するために設 置 する。
系統構成は，ほう酸水貯蔵タンクを水源としたほう酸水注入ポンプにより差圧検出・ほう 酸水注 入管（ 原子炉圧力 容器内部）を介してほ う酸水貯蔵タンクの水を原子炉に注水 す ることで ， 原子炉を冷却する設 計とする。
重大事故等 時に 計測 制 御 系統施設 のうちほ う酸水注入設備（ほう酸水注入系）と して使用す る 差圧検出・ほう 酸水注入管（原子炉圧力容器内部）は，以下の機能を有する。
差圧検出・ほ う 酸水注 入管（原子炉圧力容器内部）は，運転時の異 常な過渡変 化時において発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象が発生するおそれがある場合又は当該事象が発生した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉冷却材圧力バウンダリ及び原子炉格納容器の健全性を維持するとともに，発電 用 原子炉を 未 臨界に移行するため に設置する。
系統構成は，ほう酸水貯蔵タンクを水源としたほう酸水注入ポンプにより差圧検
出・ほう 酸水注 入管（ 原子炉圧力 容器内部）を介してほ う酸水貯蔵タンクの水を原子炉に十分 な 量のほう 酸 水を注入することで ，原子炉を未 臨界に移行する設計とする。

1

重大 事 故 等時 に 原子 炉 格納施 設のうち圧力 低減設備そ の他の安全設 備の原子炉 格 納
容器 安 全 設 備（ ほ う酸 水注 入系）とし て使用する 差圧検出・ほう酸水注 入管（ 原子 炉圧力容器内 部） は， 以 下 の機能を 有する。
差圧 検 出・ ほう 酸 水注 入管（原子炉圧力容器内部）は，炉心の著しい損 傷が発 生した場 合 に お いて 原 子炉 格納 容器の破損 を防止する ため，溶融し，原子炉 格納容 器の 下部に落下し た炉 心を 冷 却 するため に設置す る。
系統構成は，ほう酸水貯蔵タンクを水源としたほう酸水注入ポンプにより差圧検
出・ ほ う 酸 水注 入 管（ 原子 炉圧力容器 内部）を介 してほう酸水貯蔵タン クの水 を原 子
炉に注水す るこ とで，溶融炉心の原子炉格納容器下部の ペデスタル（ドライウェ ル部）への落下を 遅延 又は 防 止 できる設 計とする 。

1.

個数の 設定根 拠

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-1-10 R1E

差圧 検 出・ ほう 酸 水注 入管（原子炉圧力容器内部）は，設計基準対象施 設とし てほう酸 水 を 炉 心下 部 プレ ナム に注入する ため及び炉 心支持板の上下差圧を 計測す るた めに必要な個 数で ある 1 個 設置する 。
差圧 検 出・ ほう 酸 水注 入管（原子炉圧力容器内部）は，設計基準対象施 設と同 様の使用方法で ある ため ， 設 計基準対 象施設と して 1 個設置しているものを重大事 故 等対処設備とし て使 用す る 。

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