資料3-2
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柏崎刈羽原子力発電所6号及び7号炉審査資料
資料番号
KK67-0016 改09
提出年月日
平成27年8月20日

柏崎刈羽原子力発電所 6号及び7号炉火災防護について

平成27年8月
東京電力株式会社

目

資料１

次

設計基準対象施設における火災防護に係る基準規則等への適合性に
ついて

1. 概要
2. 火災防護に係る審査基準の要求事項について
2.1. 基本事項
2.1.1. 火災発生防止
2.1.2. 火災の感知，消火2.1.3. 火災の影響軽減
2.2. 個別の火災区域又は火災区画における留意事項
2.3. 火災防護計画について
添付資料１
添付資料２
添付資料３
添付資料４
添付資料５
添付資料６
添付資料７
添付資料８
添付資料９
添付資料 10

原子炉格納容器内の火災防護について漏えいした潤滑油及び燃料油の拡大防止対策について
難燃ケーブルの使用について
不燃性又は難燃性の換気フィルタの使用状況について保温材の使用状況について
建屋内装材の不燃性について
ディーゼル発電機の二酸化炭素消火設備の作動について
消火用非常用照明器具の配置図
中央制御室の排煙設備について
新燃料貯蔵庫未臨界性評価について

参考資料１

潤滑油及び燃料油の引火点，室内温度及び機器運転時の温度について火災区域又は火災区画に設置するガスボンベについて
重要度の特に高い安全機能を有する系統の火災防護

参考資料２
参考資料３

目次-1

資料２

原子炉の安全停止に必要な機器の選定について

1. 概要
2. 原子炉の安全停止に必要な機能，系統及び機器の確認
2.1. 運転状態の確認
2.2. 原子炉の安全停止に必要な機能の確認
2.3. 火災時に原子炉の安全停止に必要な機能を達成するための系統の確認
3. 原子炉の安全停止に必要な機能を達成するための火災防護対象
系統の特定
4. 原子炉の安全停止に必要な機能を達成するための系統の境界を構成する電動弁等
5. 原子炉の安全停止に必要な機能を達成するための多重化された系統間を接続する電動弁等
6. 原子炉の安全停止に必要な機器の特定
添付資料１
添付資料２
添付資料３
添付資料４
添付資料５
添付資料６

「重要度分類審査指針」に基づく原子炉の安全停止に必要な機能及び系統の抽出について
原子炉の安全停止に必要な機能を達成するための系統
換気空調設備の「原子炉の安全停止に必要な機器」への抽出について
非常用母線間の接続に対する他号炉への影響について
原子炉の安全停止に必要な機能を達成するための機器リスト
火災防護と溢水防護における防護対象の比較について

目次-2

資料３

火災区域，区画の設定について

1. 概要
2. 要求事項
2.1. 火災区域
2.2. 火災区画
3. 火災区域（区画）の設定要領
4. 火災区域（区画）の設定及び安全停止に必要な機器の配置
5. ファンネルを介した他区域（区画）への煙等の影響について
添付資料１ 「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」
及び「原子力発電所の内部火災影響評価ガイド」（抜粋）添付資料２ 原子炉の安全停止に必要な機器の配置を明示した図面
添付資料３

資料４

ファンネルを介した火災発生区域からの煙等の流入防止対策について安全機能を有する機器に使用するケーブルの難燃性について

1. 概要
2. 要求事項
3. 使用ケーブルの難燃性について
3.1. 自己消火性を確認する実証試験
3.2. 延焼性を確認する実証試験
3.3. 光ファイバケーブルの延焼性を確認する実証試験
添付資料１
添付資料２
添付資料３

一部の同軸ケーブルの延焼防止性について
ケーブルの損傷距離の判定方法について
製造中止ケーブルの自己消火性の評価について

参考資料１
参考資料２

ケーブルの延焼性に関する IEEE383 の適用年版について
IEEE383 垂直トレイ燃焼試験における残炎時間の取扱いについて

目次-3

資料５

原子炉の安全停止に必要な構築物，系統及び機器が設置される火災区域
又は火災区画の火災感知設備について

1. 概要
2. 要求事項
3. 火災感知設備の概要
3.1. 火災感知設備の火災感知器について
3.2. 火災感知設備の受信機について
3.3. 火災感知設備の電源について
3.4. 火災感知設備の中央制御室での監視について
3.5. 火災感知設備の耐震設計について
3.6. 火災感知設備に対する試験検査について
添付資料１
添付資料２
添付資料３
添付資料４

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（抜粋）
防爆型火災感知器について
火災感知器の型式毎の特徴等について
火災感知器の配置を明示した図面

目次-4

資料６

原子炉の安全停止に必要な構築物，系統及び機器が設置される火災区域
又は火災区画の消火設備について

1. 概要
2. 要求事項
3. 消火設備の概要
3.1. 全域ガス消火設備（新設）3.2. 二酸化炭素消火設備（既設）3.3. 消火器及び水消火設備について（既設）3.4. 移動式消火設備について（既設）4. 消火活動が困難となる火災区域（区画）の考え方
5. まとめ添付資料１ 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（抜粋）
添付資料２ 全域ガス消火設備について
添付資料３ 全域ガス消火設備等の耐震設計について
添付資料４ 全域ガス消火設備等の動作に伴う機器等への影響について
添付資料５ 狭隘な場所へのハロン消火剤の有効性について
添付資料６ 全域ガス消火設備の消火能力について
添付資料７ 二酸化炭素消火設備（ディーゼル発電機室用）について
添付資料８ 消火設備の必要容量について
添付資料９ 消火栓配置図
添付資料 10 移動式消火設備について添付資料 11 原子炉建屋のレイアウトと火災時の煙流動について
添付資料 12 安全機能を有する構築物，系統及び機器周辺の可燃物等の状況について目次-5

資料７

火災防護対象機器等の系統分離について

1. 概要
2. 要求事項
3. 火災防護対象機器等の選定
4. 相互の系統分離の考え方
5. 火災の影響軽減対策
5.1. 火災区域を構成する耐火壁
5.2. 互いに相違する系列の火災防護対象機器等を分離する耐火壁等
6. 中央制御盤の火災の影響軽減対策
6.1. 中央制御盤内の分離対策
6.2. 火災の影響軽減対策への適合について
添付資料１
添付資料２
添付資料３
添付資料４

火災の影響軽減のための系統分離対策について
３時間耐火壁及び隔壁等の耐久試験について
中央制御盤内の分離について
中央制御室のケーブルの分離状況

目次-6

資料８

内部火災影響評価について

1. 概要
2. 要求事項
3. 内部火災影響評価手順の概要
4. 火災区域特性表の作成（情報及びデータの収集・整理）
4.1. 火災区域の設定
4.2. 火災区域の火災ハザードの特定
4.3. 火災区域の防火設備
4.4. 隣接火災区域への火災伝播経路
4.5. 火災により影響を受ける火災防護対象機器の特定
4.6. 火災により影響を受ける火災防護対象ケーブルの特定
4.7. 火災シナリオの設定
5. 一次スクリーニング
5.1. 隣接区域との境界の開口の確認
5.2. 等価時間と障壁の耐火性能の確認
6. 二次スクリーニング
6.1. 隣接火災区域に影響を与えない火災区域の火災影響評価
6.2. 隣接火災区域に影響を与える火災区域に対する火災影響評価
7. 内部火災影響評価結果
7.1. 一次スクリーニング（隣接火災区域への火災伝播評価）
7.2. 二次スクリーニング
8. 火災により想定される事象の確認結果
添付資料１
添付資料２
添付資料３
添付資料４
添付資料５
添付資料６
添付資料７

火災区域番号について
内部火災影響評価に係る安全停止パスに必要な系統について
柏崎刈羽原子力発電所 7 号炉の火災区域特性表の例
隣接火災区域への火災伝播評価結果
隣接火災区域に影響を与える火災区域の火災影響評価結果
火災区域内の火災影響評価結果
火災区域の詳細な火災影響評価について

参考資料１

火災により想定される事象の確認結果

目次-7

資料９

放射性物質貯蔵等の機器等の火災防護対策について

1. 概要
2. 要求事項
3. 放射性物質貯蔵等の機器等の選定について
3.1. 重要度分類指針における放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能の特定
3.2. 火災時に放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能を達成するための系統の確認
3.3. 放射性物質の貯蔵又は閉じ込めに必要な機器等の特定
4. 放射性物質貯蔵等の機器等の火災区域設定
5. 火災感知設備の設置について
6. 消火設備の設置について
添付資料１
添付資料２

安全上の機能別重要度分類に係る定義及び機能
重要度分類指針に基づく放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能を有する設備
添付資料３ 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
（抜粋）

目次-8

資料 10

重大事故等対処施設における火災防護に係る基準規則等への適合性
について

1. 概要
2. 火災防護に係る審査基準の要求事項について
2.1．基本事項
2.1.1．火災発生防止
2.1.2．火災の感知，消火2.2．個別の火災区域又は火災区画における留意事項
2.3．火災防護計画について
添付資料１

重大事故等対処施設における漏えいした潤滑油及び燃料油の拡大防止対策について

添付資料２
添付資料３

重大事故等対処施設における難燃ケーブルの使用について
重大事故等対処施設における不燃性又は難燃性の換気フィルタの使用状況について
重大事故等対処施設における保温材の使用状況について
重大事故等対処施設における建屋内装材の不燃性について
中央制御室・緊急時対策所の排煙設備について重大事故等対処施設における消火用非常照明器具の配置図

添付資料４
添付資料５
添付資料６
添付資料７
参考資料１
参考資料２

重大事故等対処施設における潤滑油及び燃料油の引火点，室内温度及び機器運転時の温度について
重大事故防止設備の火災による設計基準事故等対処設備等への影響について目次-9

資料 11

火災による損傷の防止を行う重大事故等対処施設の分類及び火災
区域・火災区画の設定について

1. 概要
2. 火災による損傷の防止を行う重大事故等対処施設
2.1．重大事故等対処施設
3．重大事故等対処施設における火災区域（区画）の設定
3.1．火災区域
3.2．火災区画
3.3．火災区域（区画）の設定要領
3.4．火災区域（区画）の設定及び重大事故等対処施設の配置
添付資料１ 「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」
添付資料２
添付資料３

資料 12

及び「原子炉発電所の内部火災影響評価ガイド」（抜粋）
重大事故等対処施設一覧表
重大事故等対処施設の配置図

重大事故等対処施設が設置される火災区域・火災区画の火災感知設備
について

1. 概要
2. 要求事項
3．火災感知設備の概要
3.1．火災感知設備の火災感知器について
3.2．火災感知設備の受信機について
3.3．火災感知設備の電源について
3.4．火災感知設備の中央制御室等での監視について
3.5．火災感知設備の耐震設計について
3.6．火災感知設備に対する試験検査について
添付資料１
添付資料２
添付資料３

重大事故等対処施設における火災感知器の型式毎の特徴等について
重大事故等対処施設における火災感知器の配置を明示した図面
重大事故等対処施設のうち屋外設備の火災感知設備について

目次-10

資料 13

重大事故等対処施設が設置される火災区域・火災区画の消火設備
について

1. 概要
2. 要求事項
3．消火設備の概要
3.1．全域ガス消火設備（新設）3.2．消火器及び水消火設備について（既設）3.3．移動式消火設備について（既設）4．消火活動が困難となる火災区域（区画）の考え方
5．まとめ
添付資料１

実用発電用原子炉及びその附属施設の火災防護に係る

添付資料２
添付資料３
添付資料４
添付資料５
添付資料６
添付資料７
添付資料８
添付資料９
添付資料 10
添付資料 11
添付資料 12
添付資料 13

審査基準（抜粋）
全域ガス消火設備について
全域ガス消火設備等の耐震設計について
全域ガス消火設備等の動作に伴う機器等への影響について
狭隘な場所へのハロン消化剤の有効性について
全域ガス消火設備の消火能力について
二酸化炭素消火設備（ディーゼル発電機室用）について
重大事故等対処施設の消火設備の必要容量について
重大事故等対処施設における屋内消火栓配置図
重大事故等対処施設における屋外消火栓配置図
移動式消火設備について
重大事故時における原子炉建屋通路部の消火について
重大事故等対処施設周辺の可燃物等の状況について

目次-11

資料１
柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉の設計基準対象施設における火災防護に係る基準規則等への適合性について
1．概 要「実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」（以下，「設置許可基準規則」という。）第八条では，設計基準対象施設に関する火災による損傷防止について，以下のとおり要求されている。

（火災による損傷の防止）
第八条

設計基準対象施設は、火災により発電用原子炉施設の安全性が損なわれないよう、火災の発生を防止することができ、かつ、早期に火災発生を感知する設備（以下「火災感知設備」という。）及び消火を行う設備（以下「消火設備」といい、安全施設に属するものに限る。）並びに火災の影響を軽減する機能を有するものでなければならない。
２

消火設備（安全施設に属するものに限る。）は、破損、誤動作又は誤操作が起きた場合においても発電用原子炉を安全に停止させるための機能を損なわないものでなければならない。

- 1-1 -

設置許可基準規則第八条の解釈には，以下のとおり，「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」（以下，「火災防護に係る審査基準」という。）に適合することが要求されている。

第８条（火災による損傷の防止）
１

第８条については、設計基準において発生する火災により、発電用原子炉施設の安全性が損なわれないようにするため、設計基準対象施設に対して必要な機能（火災の発生防止、感知及び消火並びに火災による影響の軽減）を有することを求めている。
また、上記の「発電用原子炉施設の安全性が損なわれない」とは、安全施設が安全機能を損なわないことを求めている。
したがって、安全施設の安全機能が損なわれるおそれがある火災に対して、発電用原子炉施設に対して必要な措置が求められる。

２

第８条については、別途定める「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」（原規技発第 1306195 号（平成２５年６月１９日原子力規制委員会決定））に適合するものであること。

３

第２項の規定について、消火設備の破損、誤作動又は誤動作が起きた場合のほか、火災感知設備の破損、誤作動又は誤操作が起きたことにより消火設備が作動した場合においても、発電用原子炉を安全に停止させるための機能を損なわないものであること。

- 1-2 -

柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉における設計基準対象施設が，火災により原子炉施設の安全性を損なうことのないよう，火災防護対策を講じる設計とする。火災防護対策を講じる設計を行うに当たり，原子炉の高温停止及び低温停止を達成し，維持（以下，「原子炉の安全停止」という。）するための安全機能を有する構築物，系統及び機器を設置する区域を火災区域又は火災区画に，
放射性物質の貯蔵又は閉じ込め（以下，「放射性物質貯蔵等」という。）機能を有する構築物，系統及び機器を設置する区域を火災区域に設定する。設定する
火災区域又は火災区画に対して，火災の発生防止，火災の感知及び消火並びに火災の影響軽減のそれぞれを考慮した火災防護対策を講じる設計とする。
以下では，原子炉の安全停止機能及び放射性物質貯蔵等の機能を有する構築
物，系統及び機器を設置する火災区域又は火災区画に対して講じる内部火災防護対策が，火災防護に係る審査基準に適合していることを示す。
なお，原子炉格納容器内は，プラント運転中については窒素が封入され雰囲
気が不活性化されていることから，火災の発生は想定されない。一方で，窒素が封入されていない期間のほとんどは原子炉が低温停止に到達している期間であることから，このような特性を踏まえ，火災の発生防止，火災の感知及び消
火並びに火災の影響軽減のそれぞれを考慮した火災防護対策を講じる。原子炉
格納容器内の火災防護対策については，添付資料１に示す。

- 1-3 -

2．火災防護に係る審査基準の要求事項について
火災防護に係る審査基準では，火災の発生防止，火災の感知及び消火設備の設置並びに火災の影響軽減対策をそれぞれ要求している。
2.1．基本事項［要求事項］(1) 原子炉施設内の火災区域又は火災区画に設置される安全機能を有する構造物、系統及び機器を火災から防護することを目的として、以下に示す火災区域及び火災区画の分類に基づいて、火災発生防止、火災の感知及び消火、火災の影響軽減のそれぞれを考慮した火災防護対策を講じること。
① 原子炉の高温停止及び低温停止を達成し、維持するための安全機能を有する構築物、系統及び機器が設置される火災区域及び火災区画②放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能を有する構築物、系統及び機器が設置される火災区域（参考）審査に当たっては、本基準中にある（参考）に示す事項について確認すること。また、
上記事項に記載されていないものについては、JEAC4626-2010 及び JEAG4607-2010 を参照すること。
なお、本基準の要求事項の中には、基本設計の段階においてそれが満足されているか否かを確認することができないものもあるが、その点については詳細設計の段階及び運転管理の段階において確認する必要がある。

原子炉施設内の火災区域又は火災区画に設置される安全機能を有する構築物，
系統及び機器を火災から防護することを目的として，以下に示す火災区域の分類に基づき，火災発生防止，火災の感知及び消火，火災の影響軽減のそれぞれを考慮した火災防護対策を講じる。

- 1-4 -

(1) 安全機能を有する機器等
原子炉施設の異常状態の発生を防止し，又はこれの拡大を防止するために必要なものである設計基準対象施設のうち，原子炉の安全停止のために必要な構築物，系統及び機器，並びに放射性物質貯蔵等の機能を有する構築物，
系統及び機器を，「安全機能を有する機器等」として選定する。
その他の設計基準対象施設は，設備等に応じた火災防護対策を講じる。

(2) 原子炉の安全停止に必要な機器等
原子炉施設において火災が発生した場合に，原子炉の安全停止のために必要な機能を確保するための構築物，系統及び機器を「原子炉の安全停止に必
要な機器等」として選定する。
（資料２）(3) 放射性物質貯蔵等の機器等
原子炉施設において火災が発生した場合に，放射性物質貯蔵等の機能を確保するための構築物，系統及び機器を，「放射性物質貯蔵等の機器等」として
選定する。
（資料９）

(4) 火災区域及び火災区画の設定
耐火壁によって囲まれ，他の区域と分離されている建屋内の区域を，「(1)安全機能を有する機器等」において選定する機器等の配置も考慮し，火災区域として設定する。
火災の影響軽減の対策が必要な，安全機能を有する機器等を設置する火災
区域は，３時間耐火に設計上必要なコンクリート壁厚である 123mm より厚い
140mm 以上の壁厚を有するコンクリート壁又は火災耐久試験により３時間以上の耐火能力を有することを確認した耐火壁（貫通部シール，防火扉，防火ダンパ等）により他の区域と分離する。
また，火災区画は，建屋内で設定した火災区域を固定式消火設備等に応じて分割して設定する。
（資料３）- 1-5 -

2.1.1．火災発生防止
2.1.1.1.

原子炉施設内の火災発生防止［要求事項］
2.1.1 原子炉施設は火災の発生を防止するために以下の各号に掲げる火災防 護対策を講じた設計であること。
(1) 発火性又は引火性物質を内包する設備及びこれらの設備を設置する火災区域は、以下の事項を考慮した、火災の発生防止対策を講じること。
① 漏えいの防止、拡大防止
発火性物質又は引火性物質の漏えいの防止対策、拡大防止対策を講じること。ただし、雰囲気の不活性化等により、火災が発生するおそれがない場合は、この限りでない。
② 配置上の考慮
発火性物質又は引火性物質の火災によって、原子炉施設の安全機能を損なうことがないように配置すること。
③ 換気
換気ができる設計であること。
④ 防爆
防爆型の電気・計装品を使用するとともに、必要な電気設備に接地を施すこと。
⑤ 貯蔵
安全機能を有する構築物、系統及び機器を設置する火災区域における発火性物質又は引火性物質の貯蔵は、運転に必要な量にとどめること。
(2) 可燃性の蒸気又は可燃性の微粉が滞留するおそれがある火災区域には、滞留する蒸気又は微粉を屋外の高所に排出する設備を設けるとともに、電気・計装品は防爆型とすること。また、着火源となるような静電気が溜まるおそれのある設備を設置する場合には、静電気を除去する装置を設けること。
(3) 火花を発生する設備や高温の設備等発火源となる設備を設置しないこと。ただし、災害の発生を防止する附帯設備を設けた場合は、この限りでない。
(4) 火災区域内で水素が漏えいしても、水素濃度が燃焼限界濃度以下となるように、水素を排気できる換気設備を設置すること。また、水素が漏えいするおそれのある場所には、その漏えいを検出して中央制御室にその警報を発すること。
(5) 放射線分解等により発生し、蓄積した水素の急速な燃焼によって、原子炉の安全性を損なうおそれがある場合には、水素の蓄積を防止する措置を講じること。
(6) 電気系統は、地絡、短絡等に起因する過電流による過熱防止のため、保護継電器と遮断器の組合せ等により故障回路の早期遮断を行い、過熱、焼損の防止する設計であること。

- 1-6 -

（参考）(1) 発火性又は引火性物質について
発火性又は引火性物質としては、例えば、消防法で定められる危険物、高圧ガス保安法で定められる高圧ガスのうち可燃性のもの等が挙げられ、発火性又は引火性気体、発火性又は引火性液体、発火性又は引火性固体が含まれる。
(5) 放射線分解に伴う水素の対策について
BWR の具体的な水素対策については、社団法人火力原子力発電技術協会「BWR 配管における混合ガス(水素・酸素)蓄積防止に関するガイドライン（平成１７年１０月）」に基づいたものとなっていること。

原子炉施設は，以下のとおり，火災の発生を防止するための対策を講じる。
(1) 火災の発生防止対策
発火性又は引火性物質を内包する設備及びこれらの設備を設置する火災区
域には，以下の火災発生防止対策を講じる。
ここでいう発火性又は引火性物質としては，消防法で定められている危険物のうち「潤滑油」及び「燃料油」，並びに高圧ガス保安法で高圧ガスとして定められている水素，窒素，液化炭酸ガス及び空調用冷媒等のうち可燃性である「水素」を対象とする。

- 1-7 -

① 漏えいの防止，拡大防止
本要求は，「発火性又は引火性物質を内包する設備及びこれらの設備を設置する火災区域」に対して要求していることから，該当する設備を設置する火災区域に対する漏えいの防止対策，拡大防止対策について以下に示す。
○ 発火性又は引火性物質である潤滑油及び燃料油を内包する設備
火災区域内に設置する発火性又は引火性物質である潤滑油及び燃料油を内包する機器（以下，「油内包機器」という。）は，溶接構造，シール構造の採用により漏えいの防止対策を講じるとともに，堰を設置し，漏えいした潤滑油及び燃料油が拡大することを防止する。（表 1-1，図1-1～1-2）
火災区域内に設置する油内包機器に対する拡大防止対策を添付資料２に示す。

表 1-1：火災区域内の油内包機器の漏えい防止，拡大防止対策
油内包機器のある火災区域

漏えい防止，拡大防止対策

原子炉建屋

堰

タービン建屋堰

コントロール建屋

堰

廃棄物処理建屋堰- 1-8 -

軸受
ガスケット

ガスケット

潤滑油

液面監視
（油面計 ）

シール構造（ラビリンスシール）

図 1-1：溶接構造，シール構造による漏えい防止対策概要図

図 1-2：堰による拡大防止対策概要図- 1-9 -

○ 発火性又は引火性物質である水素を内包する設備
火災区域内に設置する発火性又は引火性物質である水素を内包する
機器（以下，「水素内包機器」という。）は，以下に示す溶接構造等による水素の漏えいを防止する。
なお，充電時に水素が発生する蓄電池については，機械換気を行う
とともに，蓄電池設置場所の扉を通常閉運用とすることにより，水素の拡大を防止する。
・ 気体廃棄物処理設備
気体廃棄物処理設備の配管等は雰囲気への水素の漏えいを考慮した溶接構造とし，弁グランド部から雰囲気への水素漏えいの可能性のある弁は，雰囲気への水素の漏えいを考慮しベローズ弁等を用いた構造とする。
・ 発電機水素ガス供給設備
発電機水素ガス供給設備の配管等は雰囲気への水素の漏えいを考慮した溶接構造とし，弁グランド部から雰囲気への水素漏えいの可能性のある弁は，雰囲気への水素の漏えいを考慮しベローズ弁等を用いた構造とする。（図 1-3）・ 水素ガスボンベ「⑤貯蔵」に示す格納容器雰囲気モニタ校正用水素ガスボンベ，フィルタベント水素濃度計モニタ校正用水素ガスボンベ，排ガス水素分
析計モニタ校正用水素ガスボンベは，ボンベ使用時に職員がボンベ元弁を開操作し，通常時は元弁を閉とする運用とする。

- 1-10 -図 1-3：溶接構造・ベローズ弁の例（発電機水素ガス供給装置）- 1-11 -② 配置上の考慮
本要求は，「発火性又は引火性物質を内包する設備及びこれらの設備を設置する火災区域」に対して要求していることから，該当する油内包機器，
水素内包機器を設置する火災区域に対する配置上の考慮について以下に示す。
○ 発火性又は引火性物質である潤滑油及び燃料油を内包する設備
火災区域内に設置する油内包機器の火災により，多重化された原子炉施設の安全機能がすべて損なわれないよう，油内包機器を設置する火災区域を，３時間以上の耐火能力を有する耐火壁によって，安全機能を有する機器等を設置する火災区域と分離する。油内包機器の配置状況を
資料３の添付資料２に示す。
○ 発火性又は引火性物質である水素を内包する設備
火災区域内に設置する水素内包機器の火災により，多重化された原子炉施設の安全機能がすべて損なわれないよう，水素内包機器を設置す
る火災区域を，３時間以上の耐火能力を有する耐火壁によって，安全機能を有する機器等を設置する火災区域と分離する。水素内包機器の配置状況を資料３の添付資料２に示す。

- 1-12 -③ 換気
本要求は，「発火性又は引火性物質を内包する設備及びこれらの設備を設置する火災区域」に対して要求していることから，該当する設備を設置する火災区域に対する設備の換気について以下に示す。
○ 発火性又は引火性物質である潤滑油及び燃料油を内包する設備
油内包機器を設置する火災区域のある建屋等は，火災の発生を防止するために，空調機器による機械換気を行う。各油内包機器に対する換気設備を添付資料２に示す。
添付資料２において，安全機能を有する機器（詳細は資料２参照）
は耐震Ｓクラスで設計しており，かつ 2.1.1.1(1)①「漏えいの防止，拡大防止」に示すように漏えい防止対策を実施するため基準地震動によっても油が漏えいするおそれはないこと，潤滑油を内包する設備については万一機器故障によって油が漏えいしても引火点が十分高く火災が発生するおそれは小さいことから，これらの機器を設置する場所の換気設備の耐震性は，基準地震動によっても機能を維持（以下，「Ss 機能維持」という。）する設計とはしない。
なお，安全機能を有し，軽油を内包する非常用ディーゼル発電機，
非常用ディーゼル発電機燃料ディタンク，安全機能を有する原子炉補機
冷却水系ポンプ，原子炉補機冷却海水系ポンプについては，これらを設置する場所の環境温度を維持するため，換気空調設備については非常用
電源より給電するとともに，耐震Ｓクラス設計とし，火災防護対象機器としている。

- 1-13 -○ 発火性又は引火性物質である水素を内包する設備
水素内包機器である蓄電池，気体廃棄物処理設備，発電機水素ガス
供給設備及び水素ガスボンベを設置する火災区域は，火災の発生を防止するために，以下に示すとおり空調機器による機械換気を行う。
（表 1-2）・ 蓄電池
蓄電池を設置する火災区域は機械換気を行う。特に，安全機能を有する蓄電池を設置する火災区域の換気設備は，安全機能を有する蓄電池及び非常用直流電源設備等を設置する場所の環境温度を維持するため，地震等の異常時でも換気できるよう非常用電源より給電するとともに，耐震Ｓクラス設計とし，火災防護対象機器としている。それ以外の蓄電池を設置する区域の換気設備は，コントロール建屋常用電気
品区域送排風機による機械換気を行うこととし，異常時に送排風機が停止した場合は，送排風機が復帰するまで蓄電池に充電しない運用とする。
・ 気体廃棄物処理設備・発電機水素ガス供給設備
気体廃棄物処理設備を設置する火災区域，発電機水素ガス供給設備を設置する火災区域は，原子炉区域・タービン区域送風機及び排風機による機械換気を行う。
・ 水素ガスボンベ
格納容器雰囲気モニタ校正用水素ガスボンベを設置する火災区域，
フィルタベント水素濃度計モニタ校正用水素ガスボンベを設置する火災区域，排ガス水素分析計モニタ校正用水素ガスボンベを設置する火災区域は，原子炉区域・タービン区域送風機及び排風機による機械換気を行う。

- 1-14 -表 1-2：水素を内包する設備を設置する火災区域の換気設備
水素を内包する設備を設置する場所

換気設備

耐震クラス

コントロール建屋直流 125V 蓄電池６直流 125V 蓄電池室

A 室非常用送排風機（６号炉）
コントロール建屋計測制御電源盤区

S

域送排風機（６号炉、７号炉）
直流 250V・直流 125V（常用）・直流 48V

コントロール建屋常用電気品区域

蓄電池室

送排風機（６号炉）

直流 250V・直流 125V（常用）蓄電池室
廃棄物処理設備蓄電池室

コントロール建屋常用電気品区域
送排風機（７号炉）

C
C

廃棄物処理建屋電気品区域送排風機

C

原子炉区域・タービン区域送排風機

C

気体廃棄物処理設備設置箇所
発電機水素ガス供給設備設置箇所
格納容器雰囲気モニタ校正用水素ガスボンベ設置箇所，
フィルタベント水素濃度計モニタ校正用水素ガスボンベ設置箇所，
排ガス水素分析計モニタ校正用水素ガ
スボンベ設置箇所

水素内包機器を設置する火災区域の給気ファン及び排気ファンは多重化されているため，動的機器の単一故障を想定しても換気は可能である。

- 1-15 -気体廃棄物処理設備，発電機水素ガス供給設備，水素ガスボンベは2.1.1.1(1)①「漏えいの防止，拡大防止」に示すように水素ガスの漏えい防止，拡大防止対策を実施している。
しかしながら，万一，水素ガスが漏えいし，かつ換気設備が機能喪失した場合でも，気体廃棄物処理設備は設備内の水素濃度が燃焼限界濃度以下となるように設計する。
発電機水素ガス供給設備は，タービン建屋内に水素ガス遮断弁及び水素ガス大気放出弁を設置し，タービン建屋内に水素ガスが滞留しないように設計する。
水素ガスボンベについては，通常は元弁を閉としていること，元弁を開操作する際は作業員がいるため水素が漏えいした場合でも速やかに元弁を閉操作し漏えいを停止することができること，地震等による転倒を防止するためラックに収納されていること，万一水素が漏えいした
場合でも一気に全量が漏えいすることが考えにくく，最終的にボンベ内の水素全量が設置場所に漏えいしても同エリアの平均水素濃度は燃焼
限界濃度以下の 0.1％未満であることから，火災が発生するおそれはない。

- 1-16 -

タービン建屋
主発電機

大気放出弁
NO
O

水素ガス遮断弁NOO

ボンベ建屋
水素ガス供給ライン
大気放出ライン炭酸ガス供給ライン
炭酸ガスボンベ

水素ガスボンベ

図 1-4：発電機水素ガス遮断弁・大気放出弁の概要- 1-17 -④ 防爆
本要求は，「発火性又は引火性物質を内包する設備及びこれらの設備を設置する火災区域」に対して要求していることから，爆発性の雰囲気を形成するおそれのある設備を設置する火災区域に対する防爆対策について以下に示す。
○ 発火性又は引火性物質である潤滑油及び燃料油を内包する設備
火災区域内に設置する油内包機器は，「①漏えいの防止，拡大防止」
で示したように，溶接構造，シール構造の採用により潤滑油及び燃料油の漏えいを防止するとともに，万一漏えいした場合を考慮し堰を設置することで，漏えいした潤滑油及び燃料油が拡大することを防止する。
なお，潤滑油及び燃料油が設備の外部へ漏えいしても，これらの引火点は油内包機器を設置する室内温度よりも十分高く，機器運転時の温度よりも高いため，可燃性蒸気となることはない。引火点等の確認結果
を参考資料１に示す。
したがって，潤滑油及び燃料油が爆発性の雰囲気を形成するおそれはない。
○ 発火性又は引火性物質である水素を内包する設備
火災区域内に設置する水素内包機器は，2.1.1.1(1)①「漏えいの防止，拡大防止」で示したように，溶接構造等の採用により水素の漏えいを防止する。また，2.1.1.1(1)③「換気」で示したように機械換気を行う。
したがって，「電気設備に関する技術基準を定める省令」第六十九条
及び「工場電気設備防爆指針」で要求される爆発性雰囲気とならないため，当該火災区域に設置する電気・計装品を防爆型とする必要はなく，防爆を目的とした電気設備の設置も必要ない。
なお，電気設備の必要な箇所には，「原子力発電工作物に係る電気設備に関する技術基準を定める省令」第十条，第十一条に基づく接地を施す。

- 1-18 -⑤ 貯蔵
本要求は，「安全機能を有する構築物，系統及び機器を設置する火災区域における発火性又は引火性物質の貯蔵」に対して要求していることから，該当する火災区域に設置される貯蔵機器について以下に示す。
貯蔵機器とは供給設備へ補給するために設置する機器のことであり，安全機能を有する機器等の設置場所にある，発火性又は引火性物質である潤
滑油及び燃料油の貯蔵機器としては，非常用ディーゼル発電機の燃料ディタンクがある。
これらは，燃料ディタンクの容量（約 18 ㎥）に対して，非常用ディー
ゼル発電機を８時間連続運転するために必要な量（約 12 ㎥）を考慮し，貯蔵量が約 13.8 ㎥～約 14.7 ㎥となるよう管理している。
安全機能を有する機器等の設置場所にある，発火性又は引火性物質である水素の貯蔵機器としては，格納容器内雰囲気モニタ校正用水素ガスボン
ベ，フィルタベント水素濃度計モニタ校正用水素ガスボンベがあり，これらのボンベは供給単位である容器容量 47 リットル又は 10 リットルのボン
ベごとに，各々の計器の校正頻度（1 回/約 2 ヶ月）及び計器不具合等の故障対応を想定した上で 1 運転サイクルに必要な量，さらに格納容器内雰囲
気モニタについては事故後，ガスボンベを交換せずに一定期間（100 日間）
連続監視できるよう校正に必要な量を考慮し貯蔵する。
ガスボンベについては参考資料２に示す。

- 1-19 -(2) 可燃性の蒸気・微粉への対策
本要求は，「可燃性の蒸気又は可燃性の微粉が滞留するおそれがある火災区域における可燃性の蒸気，可燃性の微粉及び着火源となる静電気」に対して要求していることから，該当する設備を設置する火災区域に対する可燃性の蒸気又は可燃性の微粉への対策を以下に示す。
発火性又は引火性物質である潤滑油及び燃料油を内包する設備は，「(1)④防爆」に示すとおり，可燃性の蒸気を発生するおそれはない。
また，火災区域には，「工場電気設備防爆指針」に記載される「可燃性粉じん（石炭のように空気中の酸素と発熱反応を起こし爆発する粉じん）」や「爆発性粉じん（金属粉じんのように空気中の酸素が少ない雰囲気又は二酸化炭
素中でも着火し，浮遊状態では激しい爆発を生じる粉じん）」のような「可燃性の微粉を発生する設備」はないことから，可燃性の微粉が発生するおそれもない。
したがって，火災区域には可燃性の蒸気又は微粉を高所に排出するための設備を設置する必要はなく，電気・計装品を防爆型とする必要はない。
なお，電気設備の必要な箇所には，「原子力発電工作物に係る電気設備に関する技術基準を定める省令」第十条，第十一条に基づく接地を施す。
火災区域にある電気設備の必要な箇所には，「原子力発電工作物に係る電気設備に関する技術基準を定める省令」第十条，第十一条に基づく接地を施しており，静電気が溜まるおそれはない。
(3) 発火源への対策
原子炉施設には金属製の本体内に収納する等の対策を行い，設備外部に出た火花が発火源となる設備を設置しない。
また，原子炉施設には高温となる設備があるが，高温部分が他の可燃物を加熱しないように配置すること，保温材で覆うこと等により，可燃性物質との接触防止や潤滑油等可燃物の加熱防止を行うため，発火源となる設備はない。

- 1-20 -(4) 水素対策
本要求は，「水素が漏えいするおそれのある火災区域」に対して要求していることから，該当する設備を設置する火災区域に対する水素対策について以下に示す。
水素内包機器を設置する火災区域は，2.1.1.1(1)①「漏えいの防止，拡大防止」に示すように，水素内包機器は溶接構造等とすることにより雰囲気への水素の漏えいを防止するとともに，2.1.1.1(1)③「換気」に示すように，
機械換気を行う。
なお，蓄電池を設置する火災区域は，充電時において蓄電池から水素が発生するおそれがあることから，当該区域に可燃物を持ち込まないこととする。
また，水素は軽い気体であり蓄電池室の天井に大きな窪み等がないため発生
した水素は蓄電池室上部に広く滞留することを考慮して，下図に示すとおり，
蓄電池室の上部に１つ水素濃度検知器を設置し，水素の燃焼限界濃度である
４vol%の 1/4 以下の濃度にて中央制御室に警報を発する設計とする。（図 1-5～1-6）
一方，以下の設備については水素濃度検知器とは別の方法にて水素の漏えいを管理している。
気体廃棄物処理設備は，設備内の水素濃度が燃焼限界濃度以下となるように設計しているが，設備内の水素濃度については中央制御室で常時監視ができる設計としており，水素濃度が上昇した場合には中央制御室に警報を発する設計としている。
発電機水素ガス供給設備は，水素ガス消費量を管理するとともに，発電機内の水素濃度，水素ガス圧力を中央制御室で常時監視ができる設計としており，発電機内の水素濃度や水素ガス圧力が低下した場合には中央制御室に警報を発する設計としている。
格納容器雰囲気モニタ校正用水素ガスボンベ，フィルタベント水素濃度計
モニタ校正用水素ガスボンベ，排ガス水素分析計モニタ校正用水素ガスボン
ベを設置する火災区域については，2.1.1.1(1)①「漏えいの防止，拡大防止」に示すように，通常時は元弁を閉とする運用としていること，2.1.1.1(1)③「換気」に示すように機械換気を行うこと，及び万一ボンベ内の水素全量が設置場所に漏えいしても同エリアの水素濃度は燃焼限界濃度以下となること
から，水素濃度検知器は設置しない。（表 1-3）

- 1-21 -【中央制御室】【蓄電池室】

水素検出器

警報器

図 1-5：蓄電池室水素検出器の概要

ダクト口

７号炉 直流125V蓄電池室

図 1-6：蓄電池室内の水素検出器設置状況- 1-22 -表 1-3：水素濃度検出器の設置状況
水素を内包する設備を設置する場所

水素検出方法直流 125V 蓄電池室

水素濃度検知器を設置

直流 250V・直流 125V（常用）・直流 48V
蓄電池室

水素濃度検知器を設置

直流 250V・直流 125V（常用）蓄電池室

水素濃度検知器を設置

廃棄物処理設備蓄電池室

水素濃度検知器を設置

気体廃棄物処理設備設置箇所
発電機水素ガス供給設備設置箇所

気体廃棄物処理設備内の水素濃度監視装置を設置
発電機内の水素濃度計，
水素ガス圧力計を設置

格納容器雰囲気モニタ校正用水素ガスボンベ設置箇所，
フィルタベント水素濃度計モニタ校正用
水素ガスボンベ設置箇所，
排ガス水素分析計モニタ校正用水素ガスボンベ設置箇所- 1-23 -水素濃度検出器は設置しない（ボンベ内の全量が漏えいしても設置場所の水素濃度は 0.1%未満）

(5) 放射線分解等により発生する水素の蓄積防止対策
放射線分解により発生する水素の蓄積防止対策としては，社団法人火力原
子力発電技術協会「BWR 配管における混合ガス（水素・酸素）蓄積防止に関するガイドライン（平成 17 年 10 月）」に基づき，下表のとおり実施している。
（表 1-4，図 1-7）

表 1-4：放射線分解による水素蓄積防止対策の実施状況
対策箇所

対策内容

蒸化器入口配管• 温度評価• ベント配管の設置

原子炉圧力容器
ヘッドスプレイ配管• 原子炉圧力容器
ヘッドスプレイ
配管にベント
配管を追設対策実施根拠経済産業省指示文書｢中部電力㈱浜岡原子力発電所第１号機の余熱除去系配管破断に関する
再発防止対策について｣（平成 14 年 5 月）
(社) 火力原子力発電技術協会｢BWR 配管における混合ガス（水素･酸素）蓄積防止に関するガイドライン｣（平成 17 年 10 月）

図 1-7：ベント配管の設置例- 1-24 -

実施状況

実施済

実施済

(6) 過電流による過熱防止対策
原子炉施設内の電気系統の過電流による過熱の防止対策について以下に示す。
電気系統は，送電線への落雷等外部からの影響や，地絡，短絡等に起因する過電流による過熱や焼損を防止するために，保護継電器，遮断器により故障回路を早期に遮断する設計とする。
次頁に，原子炉施設内の系統及び機器に電源を供給する電気系統として，
柏崎刈羽原子力発電所６号炉及び７号炉の電気系統における保護継電器及び遮断器の設置箇所を示す。（図 1-8～1-11）- 1-25 -図 1-8：６号炉

電気系統保護継電器及び遮断器の設置箇所- 1-26 -- 1-27 -

図 1-9：６号炉

直流電源系統保護継電器及び遮断器の設置箇所

図 1-10：７号炉

電気系統保護継電器及び遮断器の設置箇所- 1-28 -- 1-29 -

図 1-11：７号炉

直流電源系統保護継電器及び遮断器の設置箇所

2.1.1.2.

不燃性・難燃性材料の使用［要求事項］
2.1.2 安全機能を有する構築物、系統及び機器は、以下の各号に掲げるとおり、不燃性材
料又は難燃性材料を使用した設計であること。ただし、当該構築物、系統及び機器の材料が、不燃性材料又は難燃性材料と同等以上の性能を有するもの（以下「代替材料」という。）である場合、もしくは、当該構築物、系統及び機器の機能を確保するために必要な代替材料の使用が技術上困難な場合であって、当該構築物、系統及び機器における火災に起因して他の安全機能を有する構築物、系統及び機器において火災が発生することを防止するための措置が講じられている場合は、この限りではない。
(1) 機器、配管、ダクト、トレイ、電線管、盤の筐体、及びこれらの支持構造物のうち、主要な構造材は不燃性材料を使用すること。
(2) 建屋内の変圧器及び遮断器は、絶縁油等の可燃性物質を内包していないものを使用すること。
(3) ケーブルは難燃ケーブルを使用すること。
(4) 換気設備のフィルタは、不燃性材料又は難燃性材料を使用すること。ただし、チャコールフィルタについては、この限りでない。
(5) 保温材は金属、ロックウール又はグラスウール等、不燃性のものを使用すること。
(6) 建屋内装材は、不燃性材料を使用すること。
（参考）「当該構築物、系統及び機器の機能を確保するために必要な代替材料の使用が技術上困難な場合であって、当該構築物、系統及び機器における火災に起因して他の安全機能を有する構築物、系統及び機器において火災が発生することを防止するための措置が講じられている場合」とは、ポンプ、弁等の駆動部の潤滑油、機器躯体内部に設置される電気配線、
不燃材料の表面に塗布されるコーティング剤等、当該材料が発火した場合においても、他の構築物、系統又は機器において火災を生じさせるおそれが小さい場合をいう。
(3) 難燃ケーブルについて使用するケーブルについて、「火災により着火し難く、著しい燃焼をせず、また、加熱源を除去した場合はその燃焼部が広がらない性質」を有していることが、延焼性及び自己消火性の実証試験により示されていること。
（実証試験の例）
・自己消火性の実証試験･･･UL 垂直燃焼試験
・延焼性の実証試験･･･IEEE383 または IEEE1202- 1-30 -安全機能を有する機器等に対する不燃性材料及び難燃性材料の使用について(1)～(6)に示す。
ただし，不燃性材料及び難燃性材料が使用できない場合は以下とする。
・ 不燃性材料又は難燃性材料と同等以上の性能を有するもの（以下，「代替材料」という。）を使用する。
・ 構築物，系統及び機器の機能を確保するために必要な代替材料の使用が技術上困難であって，当該構築物，系統及び機器における火災に起因して他の安全機能を有する機器等において火災が発生することを防止するための措置を講じる。

(1) 主要な構造材に対する不燃性材料の使用
安全機能を有する機器等のうち，機器，配管，ダクト，トレイ，電線管，盤の筐体及びこれらの支持構造物の主要な構造材は，火災の発生防止及び当該設備の強度確保等を考慮し，ステンレス鋼，低合金鋼，炭素鋼等の金属材
料，又はコンクリート等の不燃性材料を使用する。（図 1-12）
ただし，配管のパッキン類は，その機能を確保するために必要な代替材料の使用が技術上困難であるが，金属で覆われた狭隘部に設置し直接火炎にさらされることはなく，これにより他の安全機能を有する機器等において火災が発生するおそれはないことから不燃性材料又は難燃性材料ではない材料を使用する。また，ポンプ及び弁等の駆動部の潤滑油（グリス），並びに盤内部に設置された電気配線は，ポンプ・弁・盤は金属に覆われていること，及び盤等の電気品については必要な離隔距離を確保していることから，発火した
場合でも他の安全機能を有する機器等に延焼しない。このため，これらについては不燃性材料又は難燃性材料ではない材料を使用する。
ケーブルトレイ内のケーブルの固縛材は難燃性のものを使用する。なお，
本固縛材は可燃物量がわずかであること，ケーブルは後述のとおり難燃ケー
ブルを使用していること，万一火災により固縛材が外れても垂直に布設されたケーブルはトレイの水平部分等で支持されていることから，他の安全機能を有する機器に影響を及ぼすおそれはない。
内部溢水対策で使用している止水剤についても難燃性のものを使用する。

- 1-31 -一方，水密扉に設置される止水パッキンについては一部難燃性が確認できていないものが含まれるが，自己発火性がないこと，水密扉は常時閉運用であり扉外周部に設置されたパッキンは扉本体から押えつけられている状態であるため大半は外部に露出していないこと、水密扉は通行部であるため周囲に可燃性物質を内包する設備がないこと，当該構成材の量は微量であることから，他の構築物，系統又は機器に火災を生じさせるおそれは小さく，日々の持ち込み可燃物管理の徹底により火災の発生を防止するものとする。
（表 1-5）

ポンプ，配管，支持構造物の例

ケーブルトレイ，電線管の例

電源盤の例

図 1-12：主要な構造材に対する不燃性材料の使用状況- 1-32 -表 1-5：難燃性が確認できないパッキンを使用している水密扉

号機

扉寸法
幅
高さ
[mm]
[mm]

建屋

パッキン
総重量
[kg]

6

原子炉建屋

1,110

2,465

2.11

6

原子炉建屋

900

1,990

1.74

6

原子炉建屋

855

2,220

1.85

6

原子炉建屋

855

2,220

1.85

6

原子炉建屋

855

2,220

1.85

6

原子炉建屋

2,700

3,090

5.16

6

原子炉建屋

1,360

2,160

1.69

6

原子炉建屋

1,060

2,160

1.55

6

原子炉建屋

1,060

2,160

1.55

6

原子炉建屋

1,060

2,160

1.55

6

原子炉建屋

1,360

2,160

1.69

6

原子炉建屋

1,060

2,160

1.55

6

タービン建屋

960

2,040

1.77

6

タービン建屋

1,060

2,060

1.50

6

タービン建屋

905

1,990

1.74

6

タービン建屋

905

1,990

1.74

6

タービン建屋

1,875

2,590

2.63

6

タービン建屋

855

2,020

1.73

6

タービン建屋

1,805

2,120

2.36

6

タービン建屋

1,060

2,160

1.55

6

タービン建屋

1,060

2,160

1.55

6/7

コントロール建屋

1,630

2,180

6.48

6/7

コントロール建屋

1,450

1,860

1.67

6/7

コントロール建屋

2,125

2,565

2.36

6/7

コントロール建屋

1,450

1,907

1.69

6/7

コントロール建屋

1,300

2,565

1.94

6/7

コントロール建屋

1,050

1,945

1.51

6/7

コントロール建屋

875

2,060

4.99

6/7

コントロール建屋

965

2,180

5.35

6/7

廃棄物処理建屋

1,600

2,187

1.90

6/7

廃棄物処理建屋

760

1,750

4.27

6/7

廃棄物処理建屋

900

1,545

4.16

6/7

廃棄物処理建屋

1,475

2,130

6.13

6/7

廃棄物処理建屋

1,475

2,130

6.13

6/7

廃棄物処理建屋

1,055

2,105

1.59

6/7

廃棄物処理建屋

800

1,925

1.37

6/7

廃棄物処理建屋

760

1,850

4.44

- 1-33 -

号機

扉寸法
幅
高さ
[mm]
[mm]

建屋

パッキン
総重量
[kg]

7

原子炉建屋

900

1,990

1.74

7

原子炉建屋

900

1,990

1.74

7

原子炉建屋

2,305

2,800

4.74

7

原子炉建屋

2,900

2,485

4.91

7

原子炉建屋

1,360

2,190

2.13

7

原子炉建屋

1,310

2,160

1.67

7

原子炉建屋

1,060

2,160

1.55

7

原子炉建屋

1,060

2,160

1.55

7

原子炉建屋

1,310

2,160

1.67

7

原子炉建屋

1,060

2,160

1.55

7

タービン建屋

760

1,960

1.37

7

タービン建屋

1,060

2,160

1.55

7

タービン建屋

875

2,080

5.03

7

タービン建屋

820

2,180

5.10

7

タービン建屋

1,060

2,160

1.55

7

タービン建屋

1,060

2,160

1.55

7

タービン建屋

1,060

2,160

1.55

7

タービン建屋

995

2,180

5.40

7

タービン建屋

995

1,950

5.01

- 1-34 -図 1-13：水密扉概略図（一例）- 1-35 -(2) 変圧器及び遮断器に対する絶縁油等の内包安全機能を有する機器等のうち，屋内の変圧器及び遮断器は可燃性物質である絶縁油を内包していないものを使用する。（図 1-14）真空遮断器の例（M/C）

気中遮断器の例（P/C）

配線用遮断器の例（MCC）

配線用遮断器の例（ブレーカー）

図 1-14：屋内の遮断器の例- 1-36 -(3) 難燃ケーブルの使用安全機能を有する機器等に使用するケーブルには，原則，実証試験により自己消火性及び延焼性を確認した難燃ケーブルを使用する。難燃ケーブルの使用状況を添付資料３に示す。
ただし，一部のケーブルについては製造中止のため自己消火性を確認する
UL 垂直燃焼試験を実施できない。このケーブルについては，UL 垂直燃焼試験と同様の試験である ICEA 燃焼試験の結果と，同じ材質のシースを持つケーブルで実施した UL 垂直燃焼試験結果より，自己消火性を確認する。
また，核計装用ケーブル及び放射線モニタ用ケーブルは，微弱電流・微弱
パルスを扱うため，耐ノイズ性を確保するために高い絶縁抵抗を有する同軸ケーブルを使用している。このケーブルは，自己消火性を確認する UL 垂直燃
焼試験は満足するが，耐延焼性を確認する IEEE383 垂直トレイ燃焼試験の要求を満足することが困難である。
このため，核計装用ケーブル及び放射線モニタ用ケーブルは，火災を想定した場合にも延焼が発生しないよう，以下のとおり対応することによって，IEEE383 垂直トレイ燃焼試験の判定基準を満足するケーブルと同等以上の延焼防止性能を確保する。
・ 上記ケーブルを専用電線管に収納するとともに，電線管の両端は，電線管外部からの酸素供給防止を目的とした難燃性の耐熱シール材処置を行う。これにより，電線管内は外気から容易に酸素が供給されない閉塞
した状態となるため，上記ケーブルに火災が発生してもケーブルの燃焼に必要な酸素が不足し,燃焼の維持ができなくなる。このため，すぐに自己消火し，ケーブルは延焼しない。

- 1-37 -(4) 換気設備のフィルタに対する不燃性材料又は難燃性材料の使用
安全機能を有する機器等のうち，換気空調設備のフィルタは，チャコール
フィルタを除き下表に示すとおり「JIS L 1091（繊維製品の燃焼性試験方法）」
又は「JACA No.11A-2003（空気清浄装置用ろ材燃焼性試験方法指針（公益社団法人 日本空気清浄協会））」を満足する難燃性のフィルタを使用する。
（表 1-6）
難燃性の換気フィルタの使用状況を添付資料４に示す。
また，下表のフィルタはコンクリート製の室内又は金属製の構造物内に設置しており，万一フィルタにおいて火災が発生しても他の構築物，系統及び機器への延焼のおそれは小さい。

表 1-6：安全機能を有する機器等のうち，換気空調設備のフィルタ
フィルタの種類

材質

性能

プレフィルタ

ガラス繊維

難燃性

HEPA フィルタ

ガラス繊維

難燃性

ガラス繊維

難燃性

不織布

難燃性

（チャコールフィルタ以外）

給気フィルタ※給気フィルタ：バッグフィルタ，中性能粒子フィルタ等，空調内の異物を除去するためのフィルタの総称。

- 1-38 -(5) 保温材に対する不燃性材料の使用
安全機能を有する機器等に対する保温材は，ロックウール，ガラス繊維，
ケイ酸カルシウム，パーライト，金属等，平成 12 年建設省告示第 1400 号に定められたもの，又は建築基準法で不燃材料として定められたものを使用する。保温材の使用状況を添付資料５に示す。

(6) 建屋内装材に対する不燃性材料の使用
安全機能を有する機器等を設置する建屋の内装材は，ケイ酸カルシウム等，
建築基準法に基づく不燃性材料を使用する。また，中央制御室の床のカーペ
ットは，消防法施行規則第四条の三に基づき，第三者機関において防炎物品の試験を実施し，防炎性能を有することを確認した材料を使用する。
一方，管理区域の床には耐放射線性・除染性を確保するため，ケーブル処
理室・計算機用無停電電源室の床には防塵性を確保するため，コーティング
剤を塗布する。このコーティング剤は，旧建設省告示第 1231 号第２試験に基づく難燃性が確認された塗料であることに加え，不燃性材料であるコンクリート表面に塗布することから，当該コーティング剤が発火した場合においても，他の構築物，系統又は機器において火災を生じさせるおそれは小さい。
このため，耐放射線性・除染性及び防塵性を確保するためにコンクリート表面に塗布するコーティング剤に対しては，不燃性材料の適用外とする。
建屋内装材の使用状況を添付資料６に示す。

- 1-39 -2.1.1.3.

落雷・地震等の自然現象による火災発生の防止［要求事項］
2.1.3 落雷、地震等の自然現象によって、原子炉施設内の構築物、系統及び機器に火災が発生しないように以下の各号に掲げる火災防護対策を講じた設計であること。
(1) 落雷による火災の発生防止対策として、建屋等に避雷設備を設置すること。
(2) 安全機能を有する構築物、系統及び機器は、十分な支持性能をもつ地盤に設置するとともに、自らが破壊又は倒壊することによる火災の発生を防止すること。なお、耐震設計については実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の解釈（原規技発第 1306193 号（平成 25 年 6 月 19 日原子力規制委員会決定））に従うこと。

柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉の原子炉施設に想定される自然現象としては，落雷，地震，津波，火山の影響，森林火災，竜巻，風（台風），低温及び積雪がある。
これらの自然現象のうち，津波，森林火災及び竜巻（風（台風）含む）につ
いては，それぞれの現象に対して，火災によって原子炉施設の安全機能が損なわれないように，安全機能を有する機器等をこれらの自然現象から防護することによって，これらの機器等の火災発生を防止する。
低温及び積雪については，火源が発生する自然現象ではなく，火山について
も，火山から原子炉施設に到達するまでに火山灰等が冷却されることを考慮す
ると，火源が発生する自然現象ではない。
したがって，落雷，地震について，これらの現象によって火災が発生しない
ように，以下のとおり火災防護対策を講じる。

- 1-40 -(1) 落雷による火災の発生防止
原子炉施設内の構築物，系統及び機器は，落雷による火災発生を防止するため，地盤面から高さ 20m を超える建築物には建築基準法に基づき「JIS A 4201
建築物等の避雷設備（避雷針）」に準拠した避雷設備を設置する。なお，これらの避雷設備は，耐震性が耐震 S クラス又は Ss 機能維持の建屋又は排気筒に設置する。
また，送電線については「2.1.1.1 原子炉施設の火災発生防止について (6)過電流による過熱防止対策」に示すとおり，故障回路を早期に遮断する設計とする。（図 1-15～1-16）

避雷設備

図 1-15：避雷設備の設置例（排気筒）- 1-41 -

避雷設備設置箇所
・６，７号炉原子炉建屋
・６，７号炉タービン建屋
・６／７号炉廃棄物処理建屋
・６，７号炉排気筒

図 1-16：避雷設備の設置対象建屋等- 1-42 -(2) 地震による火災の発生防止安全機能を有する機器等は，耐震クラスに応じて十分な支持性能をもつ地盤に設置するとともに，自らが破壊又は倒壊することによる火災の発生を防止する。
なお，耐震については「実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の解釈」に従い設計する。
また，安全機能を有する機器等の設置場所にある油内包の耐震Ｂクラス，
Ｃクラス機器等は，基準地震動により油が漏えいしないよう設計する。

- 1-43 -2.1.2．火災の感知，消火2.1.2.1

早期の火災感知及び消火［要求事項］
2.2.1 火災感知設備及び消火設備は、以下の各号に掲げるように、安全機能を有する構築物、系統及び機器に対する火災の影響を限定し、早期の火災感知及び消火を行える設計であること。
(1) 火災感知設備① 各火災区域における放射線、取付面高さ、温度、湿度、空気流等の環境条件や予想される火災の性質を考慮して型式を選定し、早期に火災を感知できる場所に設置すること。
② 火災を早期に感知できるよう固有の信号を発する異なる種類の感知器又は同等の機能を有する機器を組合せて設置すること。また、その設置にあたっては、感知器等の誤作動を防止するための方策を講じること。
③ 外部電源喪失時に機能を失わないように、電源を確保する設計であること。
④ 中央制御室等で適切に監視できる設計であること。
（参考）(1) 火災感知設備について早期に火災を感知し、かつ、誤作動（火災でないにもかかわらず火災信号を発すること）を防止するための方策がとられていること。
（早期に火災を感知するための方策）
・固有の信号を発する異なる種類の感知器としては、例えば、煙感知器と炎感知器のような組み合わせとなっていること。
・感知器の設置場所を１つずつ特定することにより火災の発生場所を特定することができる受信機を用いられていること。
（誤作動を防止するための方策）
・平常時の状況（温度、煙の濃度）を監視し、かつ、火災現象（急激な温度や煙の濃度の上昇）を把握することができるアナログ式の感知器を用いられていること。
感知器取付面の位置が高いこと等から点検が困難になるおそれがある場合は、自動試
験能又は遠隔試験機能により点検を行うことができる感知器が用いられていること。
炎感知器又は熱感知器に代えて、赤外線感知機能等を備えた監視カメラシステムを用いても差し支えない。この場合、死角となる場所がないように当該システムが適切に設置されていること。

- 1-44 -(1) 火災感知設備
火災感知設備は，安全機能を有する機器等を設置する火災区域又は火災区画（以下，「火災区域（区画）」という。）の火災を早期に感知するために設置する。
（資料５，９）火災感知器と受信機を含む火災受信機盤等で構成される火災感知設備は，以下を踏まえて設置する。
① 火災感知器の環境条件等の考慮
火災感知設備の火災感知器は，各火災区域（区画）における取付面高さ，著しく高温になるエリア等の環境条件や，炎が生じる前に発煙すること等，予想される火災の性質を考慮して火災感知器を設置する。
② 固有の信号を発する異なる種類の感知器の設置
火災感知設備の火災感知器は，平常時の状況（温度，煙濃度）を監視し，火災現象（急激な温度や煙の濃度の上昇）を把握することができるアナロ
グ機能を有し，かつ火災を早期に感知できるよう固有の信号を発する異なる種類の煙感知器と熱感知器の組合せを基本として設置する。
ただし，以下に示す火災区域（区画）には，上記と異なる火災感知器を設置する。
○ 蓄電池室
充電時に水素発生のおそれがある蓄電池室は，万が一の水素濃度の上昇を考慮し，防爆型の煙感知器・熱感知器を設置する。
蓄電池室内は換 気空 調設備により安定し た室内環境 （室温： 最大40℃）を維持していることから，火災感知器の作動値を室温より高めの70℃と一意に設定する非アナログ式のものであっても誤作動する可能性は低い。このため，水素による爆発のリスクを低減する観点から，防爆型のアナログ機能を持たない火災感知器を設置する。

- 1-45 -③ 火災感知設備の電源確保
安全機能を有する機器等を設置する火災区域（区画）の火災感知設備は，外部電源喪失時においても火災の感知が可能となるよう，非常用電源から受電する。さらに，外部電源喪失時に非常用ディーゼル発電機から電力が供給されるまでの容量を有した蓄電池を設ける。
④ 火災受信機盤
火災感知設備の火災受信機盤は中央制御室に設置し常時監視できる設計とする。また，受信機盤は，構成されるアナログ式の受信機により以下の機能を有するよう設計する。（図 1-17）○ アナログ機能を有する火災感知器が接続可能であり，作動した火災感知器を１つずつ特定できる機能○ 水素の漏えいの可能性が否定できない蓄電池室に設置する防爆型の火災感知器を１つずつ特定できる機能<火災受信機盤・防災盤><地図式表示パネル>

図 1-17：火災受信機盤の概要- 1-46 -(2) 消火設備［要求事項］(2) 消火設備① 原子炉の高温停止及び低温停止を達成し、維持するための安全機能を有する構築物、系統及び機器が設置される火災区域または火災区画であって、火災時に煙の充満、放射線の影響等により消火活動が困難なところには、自動消火設備又は手動操作による固定式消火設備を設置すること。
② 放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能を有する構築物、系統及び機器が設置される火災区域であって、火災時に煙の充満、放射線の影響等により消火活動が困難なところには、自動消火設備又は手動操作による固定式消火設備を設置すること。
③ 消火用水供給系の水源及び消火ポンプ系は、多重性又は多様性を備えた設計であること。
④ 原子炉の高温停止及び低温停止に係る安全機能を有する構築物、系統及び機器相互の系統分離を行うために設けられた火災区域又は火災区画に設置される消火設備は、系統分離に応じた独立性を備えた設計であること。
⑤ 消火設備は、火災の火炎、熱による直接的な影響のみならず、煙、流出流体、断線、爆発等による二次的影響が安全機能を有する構築物、系統及び機器に悪影響を及ぼさないように設置すること。
⑥ 可燃性物質の性状を踏まえ、想定される火災の性質に応じた十分な容量の消火剤を備えること。
⑦ 移動式消火設備を配備すること。
⑧ 消火剤に水を使用する消火設備は、2 時間の最大放水量を確保できる設計であること。
⑨ 消火用水供給系をサービス系または水道水系と共用する場合には、隔離弁等を設置して遮断する等の措置により、消火用水の供給を優先する設計であること。
⑩ 消火設備は、故障警報を中央制御室に吹鳴する設計であること。
⑪ 消火設備は、外部電源喪失時に機能を失わないように、電源を確保する設計である
こと。
⑫ 消火栓は、全ての火災区域の消火活動に対処できるよう配置すること。
⑬ 固定式のガス系消火設備は、作動前に職員等の退出ができるように警報を吹鳴させる設計であること。
⑭ 管理区域内で消火設備から消火剤が放出された場合に、放射性物質を含むおそれのある排水が管理区域外へ流出することを防止する設計であること。
⑮ 電源を内蔵した消火設備の操作等に必要な照明器具を、必要な火災区域及びその出入通路に設置すること。

- 1-47 -［要求事項］（参考）(2) 消火設備について①-1 手動操作による固定式消火設備を設置する場合は、早期に消火設備の起動が可能となるよう中央制御室から消火設備を起動できるように設計されていること。
上記の対策を講じた上で、中央制御室以外の火災区域又は火災区画に消火設備の起動装置を設置することは差し支えない。
①-2 自動消火設備にはスプリンクラー設備、水噴霧消火設備及びガス系消火設備（自動起動の場合に限る。）があり、手動操作による固定式消火設備には、ガス系消火設備等がある。中央制御室のように常時人がいる場所には、ハロン 1301 を除きガス系
消火設備が設けられていないことを確認すること。
④ 「系統分離に応じた独立性」とは、原子炉の高温停止及び低温停止に係る安全機能を有する構築物、系統及び機器が系統分離を行うため複数の火災区域又は火災区画に分離して設置されている場合に、それらの火災区域又は火災区画に設置された消火設
備が、消火ポンプ系（その電源を含む。）等の動的機器の単一故障により、同時に機能を喪失することがないことをいう。
⑦ 移動式消火設備については、実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則（昭和53 年通商産業省令第 77 号）第８５条の５」を踏まえて設置されていること。
⑧ 消火設備のための必要水量は、要求される放水時間及び必要圧力での最大流量を基に設計されていること。この最大流量は、要求される固定式消火設備及び手動消火設
備の最大流量を合計したものであること。
なお、最大放水量の継続時間としての 2 時間は、米国原子力規制委員会(NRC)が定める Regulatory Guide 1.189 で規定されている値である。
上 記 の 条 件 で 設 定 さ れ た 防 火 水 槽 の 必 要 容 量 は 、 Regulatory Guide1.189 で は1,136,000 リットル（1,136 m3）以上としている。

- 1-48 -

消火設備は，安全機能を有する機器等を設置する火災区域（区画）の火災を早期に消火するために設置する。
（資料６，９）なお，消火設備の故障警報が発信した場合には，中央制御室及び必要な現場の制御盤の警報を確認し，消火設備が故障している場合には早期に補修を行う。
消火設備は以下を踏まえて設置する。

① 火災発生時の煙の充満等による消火活動が困難な場所への対応（原子炉の安全停止に必要な機器等を設置する火災区域（区画））本要求は，「原子炉の安全停止に必要な機器等を設置する火災区域（区画）における火災発生時の煙の充満，放射線の影響等（以下，「煙の充満等」という。）による消火活動が困難な場所への対応」に対して要求していることから，該当する火災区域（区画）について以下に示す。
原子炉の安全停止に必要な機器等を設置する火災区域（区画）に設置す
る消火設備は，当該機器等の設置場所が，火災発生時の煙の充満等により消火活動が困難となるかを考慮する。
a. 火災発生時の煙の充満等により消火活動が困難となる火災区域（区画）の選定
原子炉の安全停止に必要な機器等を設置する火災区域（区画）は，
基本的に火災発生時の煙の充満等により消火活動が困難となるものとして選定する。
b. 火災発生時の煙の充満等により消火活動が困難とならない火災区域（区画）の選定
原子炉の安全停止に必要な機器等を設置する火災区域（区画）のうち，消火活動が困難とならないところを以下に示す。

- 1-49 -○ 中央制御室
中央制御室は，常駐する運転員によって火災感知器による早期の火災感知及び消火活動が可能であり，火災が拡大する前に消火可能である
こと，万一火災によって煙が発生した場合でも建築基準法に準拠した容量の排煙設備によって排煙が可能であることから，消火活動が困難とならない火災区域（区画）として選定する。
○ 原子炉建屋オペレーティングフロア及び接続エリア
原子炉建屋オペレーティングフロアは，天井が高く，空間容積が大きいため，原子炉建屋オペレーティングフロア内で火災が発生した場合でも容易に煙が充満しない構造となっている。一方，原子炉建屋オペレ
ーティングフロアにハッチ等の開口部を通じて接続されている原子炉
建屋各フロアの通路部は，当該エリアで火災が発生した場合，ハッチ等の開口部を通じて上層階に煙が放出される。このため，原子炉建屋オペ
レーティングフロア及び原子炉建屋各フロアの通路部については，消火活動が困難とならない火災区域（区画）として選定する。

- 1-50 -○ 可燃物が少ない火災区域（区画）
非常用ディーゼル発電機電気品区域非常用給気処理装置室及び非常用ディーゼル発電機非常用排気ルーバ室（図 1-18）をはじめとする，
可燃物が少ない火災区域（区画）は，煙の充満により消火困難とはならない箇所として選定する。各区域（区画）とも不要な可燃物を持ち込まないよう持ち込み可燃物管理を実施するとともに，点検に係る資機材等の可燃物を一時的に仮置きする場合は，不燃性のシートによる養生を実施し火災発生時の延焼を防止する。なお，可燃物の状況については，原子炉の安全停止に必要な機能を有する機器等以外の機器なども含めて確認している。具体的な対象箇所については，資料６の添付資料 12 に示す。

非常用ディーゼル発電機電気品区域
非常用給気処理装置室

非常用ディーゼル発電機
非常用排気ルーバ室

図 1-18：可燃物が少ない火災区域（区画）の例- 1-51 -c. 火災発生時の煙の充満等により消火活動が困難となる火災区域（区画）に設置する消火設備
火災発生時の煙の充満等により消火活動が困難となる火災区域（区画）は，自動又は中央制御室からの手動操作による固定式消火設備である全域ガス消火設備を設置し消火を行う。なお，これらの固定式消火設
備に使用するガスは， HFC-227ea 又はハロン 1301 とする。
図 1-19 に全域ガス消火設備の概要を示す。本消火設備を自動起動とする場合は，単一の感知器の誤作動によって消火設備が誤動作することのないよう，２つ以上の煙感知器又は２つ以上の熱感知器の動作をもって消火する設計としている。さらに，手動起動によっても消火を行うことができる設計としている。
なお，全域ガス消火設備の自動起動用の煙感知器と熱感知器は，火災防護に係る審査基準「2.2.1 (1)②」に基づき設置が要求される「固有の信号を発する異なる種類の感知器」としている。
ただし，以下については，上記と異なる消火設備を設置し消火を行う。
○ 非常用ディーゼル発電機室，非常用ディーゼル発電機燃料ディタンク室
非常用ディーゼル発電機室及び非常用ディーゼル発電機燃料ディタ
ンク室は，人が常駐する場所ではないことから，HFC-227ea 又はハロン
1301 を使用する全域ガス消火設備は設置せず，自動の二酸化炭素消火設備を設置する。また，自動起動について，万一室内に作業員等がいた
場合の人身安全を考慮し，煙感知器及び熱感知器の両方の動作をもって消火する設計としている。（添付資料７）- 1-52 -図 1-19：全域ガス消火設備の概要- 1-53 -d. 火災発生時の煙の充満等により消火活動が困難とならない火災区域（区画）に設置する消火設備○ 中央制御室
火災発生時の煙の充満等により消火活動が困難とならない中央制御室には，全域ガス消火設備等は設置せず，粉末消火器又は二酸化炭素消火器で消火を行う。
○ 原子炉建屋オペレーティングフロア及び接続エリア
火災発生時の煙の充満等により消火活動が困難とはならない原子炉
建屋オペレーティングフロア及び原子炉建屋オペレーティングフロアにハッチ等の開口部を通じて接続されている原子炉建屋各フロアの通路部は，粉末消火器，二酸化炭素消火器又は消火栓で消火を行う。
○ 可燃物が少ないエリア
可燃物が少ないエリアは，粉末消火器又は消火栓で消火を行う。

- 1-54 -② 火災発生時の煙の充満等による消火活動が困難な火災区域（区画）への対応（放射性物質貯蔵等の機器等を設置する火災区域（区画））本要求は，「放射性物質貯蔵等の機器等を設置する火災区域（区画）における火災発生時の煙の充満等による消火活動が困難な場所への対応」に対して要求していることから，該当する火災区域（区画）について以下に示す。
放射性物質貯蔵等の機器等を設置する火災区域（区画）に設置する消火設備は，当該機器等の設置場所が，火災発生時の煙の充満等により消火活動が困難となるかを考慮する。
放射性物質貯蔵等の機器等の設置場所は，基本的に火災発生時の煙の充満等により消火活動が困難となるものとして選定し，当該場所には，自動又は中央制御室からの手動操作による固定式消火設備である全域ガス消火設備を設置し消火を行う。なお，この固定式消火設備に使用するガスは
HFC-227ea 又はハロン 1301 とする。

- 1-55 -③ 消火用水供給系の多重性又は多様性の考慮
消火用水供給系（以下，「消火水系」という。）の水源は，５～７号炉共用としてろ過水タンク（約 1,000 ㎥）を２基設置するため，多重性を有する。（図 1-20）
消火水系の消火ポンプは，電動機駆動消火ポンプ，ディーゼル駆動消火ポンプを１台ずつ設置することから多様性を有する。

５号機へ
常用電源よりNo.３ろ過水タンク
１，０００ m3

６号機屋内 消火栓

６号機屋外 消火栓

電動機駆動消火ポンプ
定期的に切替６号機泡消 火設備
原液タンク

容 量 ： 2950L/min

ディーゼル駆動消火ポンプ
No.４ろ過水タンク
１，０００ m3

７号機屋内 消火栓
容 量 ： 2950L/min

ディーゼル燃料タンク
容量：200L

ディーゼルエンジン
出力 126PS
燃料消費量 約0.23l／PS・h

７号機屋外 消火栓

７号機泡消 火設備

＊ハッチングは動的機器を示す

図 1-20：消火水系の概要- 1-56 -④ 系統分離に応じた独立性の考慮
本要求は，「原子炉の安全停止に必要な機器等の相互の系統分離を行うために設ける火災区域（区画）の消火設備」に対して，「消火ポンプ系（その電源を含む。）等の動的機器の単一故障により，同時に機能を喪失することがないこと」を要求していることから，該当する消火設備について以下に示す。
原子炉の安全停止に必要な機器等のうち，火災防護対象機器等の系統分離を行うために設けられた火災区域（区画）に設置する二酸化炭素消火設
備及び全域ガス消火設備は，以下に示すとおり，消火設備の動的機器の単一故障によっても，系統分離された機器等に対する消火設備の消火機能が同時に喪失することがないよう設計する。（図 1-21）
・ 二酸化炭素消火設備及び全域ガス消火設備の動的機器である選択弁・容器弁の単一故障を想定しても，系統分離された火災防護対象機器等を設置する火災区域（区画）に設置する消火設備の消火機能が同時に機能喪失しないよう設計する。
・ 具体的には，系統分離された火災防護対象機器等を設置するそれぞれの火災区域（区画）に対して一つの消火設備で消火を行う場合，容器弁及びボンベを必要数より１以上多く設置する。さらに，選択弁を介した一つのラインで系統分離された相互の火災防護対象機器等を消火する場
合は，当該選択弁を多重化する。

- 1-57 -凡例：可燃物のイメージ：火災防護対象機器のイメージ

選択弁

選択弁
容器弁

・・・・・・

単一故障を考慮し設置するボンベ

消防法等の規定に基づく消火に必要なボンベ

火災防護対象機器 A系

火災防護対象機器 B系

選択弁
容器弁

・・・・・・

消防法等の規定に基づく消火に必要なボンベ
火災防護対象機器 B系

火災防護対象機器 B系

図 1-21：系統分離に応じた独立性を考慮した消火設備の概要図- 1-58 -⑤ 火災に対する二次的影響の考慮
二酸化炭素消火設備及び全域ガス消火設備は，火災が発生している火災区域（区画）からの火災の火炎，熱による直接的な影響のみならず，煙，流出流体，断線及び爆発等の二次的影響を受けず，安全機能を有する機器等に悪影響を及ぼさないよう，消火対象となる機器が設置されている閉鎖
された部屋とは別のエリアにボンベ及び制御盤等を設置する。
また，これら消火設備のボンベは，火災による熱の影響を受けても破損及び爆発が発生しないよう，ボンベに接続する安全弁等によりボンベの過圧を防止する。

⑥ 想定火災の性質に応じた消火剤の容量
油火災（油内包機器や燃料タンクからの火災）が想定される非常用ディーゼル発電機室，及び非常用ディーゼル発電機燃料ディタンク室には，消火性能の高い二酸化炭素消火設備を設置しており，消防法施行規則第十九条に基づき算出される必要量の消火剤を配備する。（表 1-7）
その他の火災防護対象機器がある火災区域（区画）に設置する全域ガス
消火設備については，消防法施行規則第二十条に基づき，単位体積あたり必要な消火剤を配備する。特に，複数の場所に対して消火する設備の消火剤の容量は，複数の消火対象場所のうち必要な消火剤が最大となる場所の必要量以上とする。
火災区域（区画）に設置する消火器については，消防法施行規則第六～八条に基づき算出される必要量の消火剤を配備する。
消火剤に水を使用する水消火設備の容量は，「⑧消火用水の最大放水量の確保」に示す。

- 1-59 -表 1-7：非常用ディーゼル発電機室等の消火剤（７号炉非常用ディーゼル発電機室(A)，非常用ディーゼル発電機
燃料ディタンク室(A)の例）

非常用ディーゼル
発電機室
非常用ディーゼル発電機
燃料ディタンク室

消火用ボンベ容量
容量（kg）
本数

容積（ ㎥ ）

消火に必要な
消火剤容量（kg）

1,050.9

840.8

945.0

21

127.5

114.9

135.0

3

- 1-60 -⑦ 移動式消火設備の配備
移動式消火設備は，「実用発電用原子炉の設置，運転等に関する規則」
第八十三条第五号に基づき，消火ホース等の資機材を備え付けている化学消防自動車（２台，泡消火薬剤 500 リットル／台），泡消火薬剤備蓄車（１台，泡消火薬剤 1000 リットル／台），水槽付消防自動車（１台，水槽 2000
リットル／台）を配備している。また，500 リットルの泡消火薬剤を配備している。（図 1-22）

化学消防自動車

泡消火薬剤備蓄車

水槽付消防自動車

泡消火薬剤

図 1-22 移動式消火設備の例- 1-61 -⑧ 消火用水の最大放水量の確保
消火水系の水源は，２時間以上の放水に必要な水量（120 ㎥）に対して十分な水量（No.３ろ過水タンク約 1,000 ㎥，No.４ろ過水タンク約 1,000㎥）を確保しており，万一６号炉，７号炉それぞれ単一の火災が同時に発生した場合でも十分な水量を確保している。なお，水消火設備に必要な消火水の容量について，屋内消火栓は消防法施行令第十一条，屋外消火栓は消防法施行令第十九条に基づき算出した容量とする。

⑨ 水消火設備の優先供給
消火水系は，復水補給水系へ送水するラインと接続されているが，隔離弁を設置し通常全閉とすることで消火水系の供給を優先している。
（図 1-23）

タンク

消火設備

隔離弁
消火ポンプ
復水補給水系へ

MOMO

図 1-23：消火水系の優先供給の概略図- 1-62 -⑩ 消火設備の故障警報
消火水系の消火ポンプ，固定式消火設備等の消火設備は，下表に示すと
おり電源断等の故障警報を中央制御室に発報する設計としている。
（表 1-8）なお，消火設備の故障警報が発信した場合には，中央制御室及び必要な現場の制御盤警報を確認し，消火設備が故障している場合には早期に補修を行う。
表 1-8：消火設備の主な警報
設
消火
ポンプ

備

電動機駆動
ディーゼル駆動
CO2 消火設備

固定式
消火設備

ハロン 1301 消火設備
HFC 消火設備• 故障• 主管圧力低• 異常• 火災検知• 起動• 火災検知• 起動• 火災検知• 起動- 1-63 -主な警報要素• 現場盤電源断• 現場盤電源断• 故障一括• ガス放出• 故障一括• ガス放出• 故障一括• ガス放出

⑪ 消火設備の電源確保
ディーゼル駆動消火ポンプは，外部電源喪失時でも起動できるように蓄電池により電源が確保される。（図 1-24）
安全機能を有する機器等を設置する火災区域（区画）の二酸化炭素消火設備，全域ガス消火設備は，外部電源喪失時にも消火が可能となるよう，
非常用電源から受電するとともに，設備の作動に必要な電源を供給する蓄電池も設ける。

図 1-24：消火設備の電源確保の概要⑫ 消火栓の配置
安全機能を有する機器等を設置する火災区域（区画）に設置する消火栓は，消防法施行令第十一条（屋内消火栓設備に関する基準）及び第十九条（屋外消火設備に関する基準）に準拠し，屋内は消火栓から半径 25m の範囲，屋外は消火栓から半径 40m の範囲における消火活動を考慮して配置する。

- 1-64 -⑬ 固定式消火設備等の職員退避警報
固定式消火設備である全域ガス消火設備，二酸化炭素消火設備は，作動
前に職員等の退出ができるように警報または音声警報を吹鳴し、20 秒以上の時間遅れをもってガス・二酸化炭素を放出する設計とする。（図 1-25）
非常用ディーゼル発電機の二酸化炭素消火設備の作動について，添付資料７に示す。

表示灯

スピーカー

回転灯

図 1-25：全域ガス消火設備，二酸化炭素消火設備の職員退避警報装置の例- 1-65 -⑭ 管理区域内からの放出消火剤の流出防止
管理区域内で放出した消火水は，放射性物質を含むおそれがあることから，管理区域外への流出を防止するため，管理区域と非管理区域の境界に堰等を設置するとともに，各フロアの建屋内排水系によって液体廃棄物処
理系に回収し，処理する。

⑮ 消火用非常照明
建屋内の消火栓，消火設備現場盤の設置場所及び設置場所への経路には，移動及び消火設備の操作を行うため，現場への移動等の時間（最大約 1 時
間程度（中央制御室での感知後，建屋内の火災発生場所に到達する時間約
10 分，消火活動準備約 30～40 分（訓練実績）））に加え消防法の消火継続
時間 20 分を考慮して，12 時間以上の容量の蓄電池を内蔵する照明器具を設置する。（図 1-26）
消火用非常照明器具の配置を添付資料８に示す。

図 1-26：消火用非常照明の設置例- 1-66 -2.1.2.2.

地震等の自然現象への対策［要求事項］
2.2.2 火災感知設備及び消火設備は、以下の各号に示すように、地震等の自然現象によっても、火災感知及び消火の機能、性能が維持される設計であること。
(1) 凍結するおそれがある消火設備は、凍結防止対策を講じた設計であること。
(2) 風水害に対して消火設備の性能が著しく阻害されない設計であること。
(3) 消火配管は、地震時における地盤変位対策を考慮した設計であること（参考）
火災防護対象機器等が設置される火災区画には、耐震 B・C クラスの機器が設置されている場合が考えられる。これらの機器が基準地震動により損傷し S クラス機器である原子炉の火災防護対象機器の機能を失わせることがないことが要求されるところであるが、その際、耐震 B・C クラス機器に基準地震動による損傷に伴う火災が発生した場合においても、
火災防護対象機器等の機能が維持されることについて確認されていなければならない。
(2) 消火設備を構成するポンプ等の機器が水没等で機能しなくなることのないよう、設計に当たっては配置が考慮されていること。

火災感知設備及び消火設備は，以下に示す地震等の自然現象によっても，機能及び性能が維持される設計とする。

(1) 凍結防止対策
屋外消火設備の配管は保温材等により凍結防止対策を実施している。また，
屋外消火栓本体はすべて，凍結を防止するため，ブロー弁を通常開とし，消火栓を使用する場合には屋外消火栓バルブを回転させブロー弁を閉にして放水可能とする双口地上式（不凍式消火栓型 ※1）を採用している。
（図 1-27～30）※1 管内の水を抜いたり加熱保温したりする作業を必要とせず，常に給水を止めることなく，管や機器内に滞留する凍結前の水を自動的に管外に排水させ，凍結による閉塞や破損を未然に防ぐ自動弁を取り付けているもの。

- 1-67 -図 1-27：５～７号炉

屋外消火栓配置図- 1-68 -図 1-28：屋外消火配管への保温材設置状況

図 1-29：不凍式消火栓の設置状況- 1-69 -＜自動排水弁機構＞
消 火 栓 使 用 時 に は 水 圧に よ り
ボ ー ル が 押 さ れ る こ とで 排 水弁が閉まる。
通 常 時 は ス プ リ ン グ によ り ブ
ロー弁が開き（ボールが戻り），内部の水が排水される。

消火水圧＜強制排水弁機構＞
消火栓使用時は主弁（弁体）が上に上がり，スプリングにより排水弁が閉まる。
主弁を閉めると，排水弁はレバーにより持ち上げられ、内部の水が排水される。

排水弁レバー

図 1-30：不凍式消火栓の構造の概要- 1-70 -(2) 風水害対策
消火水系の消火設備を構成するポンプ等の機器は，風水害に対してその性能が著しく阻害されることがないよう，防潮壁が設置された建屋内に配置している。二酸化炭素消火設備，全域ガス消火設備についても，風水害に対してその性能が著しく阻害されることがないよう，原子炉建屋・タービン建屋・コントロール建屋等の建屋内に配置している。
また，ディーゼル駆動消火ポンプを設置しているポンプ室の壁，扉については，水害により影響を受けないよう止水対策を実施している。（図 1-31）- 1-71 -6，7 号機周辺平面図

図 1-31：消火ポンプ設置エリアの止水対策- 1-72 -(3) 地震対策① 地震対策
安全機能を有する機器等を設置する火災区域（区画）の火災感知設備及び消火設備は，安全機能を有する機器等の耐震クラスに応じて機能を維持できる設計とする。
安全機能を有する機器等に影響を及ぼす可能性がある火災区域（区画）に設置される，油を内包する耐震Ｂクラス及び耐震Ｃクラスの機器は，以下のいずれかの設計とすることにより，地震によって換気設備が機能喪失しても安全機能を有する機器等の機能喪失を防止する。
・ 基準地震動により油が漏えいしない。
・ 基準地震動によって火災が発生しても，安全機能を有する機器等に影響を及ぼすことがないよう，基準地震動によっても機能維持する固定式消火設備によって速やかに消火する。
・ 基準地震動によって火災が発生しても，安全機能を有する機器の機能に影響を及ぼすことがないよう隔壁等により分離する。

- 1-73 -② 地盤変位対策
屋外消火配管は，地上またはトレンチに設置し，地震時における地盤変動に対して，その配管の自重や内圧，外的荷重を考慮しても地盤沈下による建屋と周辺地盤との相対変位を１m 許容できる設計としている。
また、地盤変位対策として，タンクと配管の継手部へのフレキシブル継手の採用や，建屋等の取り合い部における消火配管の曲げ加工（地震時の地盤変位を配管の曲げ変形で吸収）を行っている。（図 1-32）
さらに，万一屋外消火配管が破断した場合でも消防車を用いて屋内消火
栓へ消火水の供給ができるよう，建屋に給水接続口を設置している。

- 1-74 -フレキシブル継手

図 1-32：地盤変位対策の実施例- 1-75 -2.1.2.3.

消火設備の破損、誤動作及び誤操作による安全機能の確保［要求事項］
2.2.3 安全機能を有する構築物、系統及び機器は、消火設備の破損、誤動作又は誤操作によって、安全機能を失わない設計であること。また、消火設備の破損、誤動作又は誤操
作による溢水の安全機能への影響について「原子力発電所の内部溢水影響評価ガイド」
により確認すること。
（参考）
原子力発電所の内部溢水影響評価ガイドでは、発生要因別に分類した以下の溢水を想定することとしている。
a. 想定する機器の破損等によって生じる漏水による溢水
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
c. 地震に起因する機器の破損等により生じる漏水による溢水
このうち、b.に含まれる火災時に考慮する消火水系統からの放水による溢水として、以下が想定されていること。
① 火災感知により自動作動するスプリンクラーからの放水② 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③ 原子炉格納容器スプレイ系統からの放水による溢水

二酸化炭素は不活性であること，全域ガス消火設備の消火剤である
HFC-227ea，ハロン 1301 は設置される電気設備の機能への影響はないことから，設備の破損，誤作動又は誤操作により消火剤が放出されても電気及び機械設備に影響を与えないため，火災区域（区画）に設置するガス消火設備には，二酸化炭素消火設備，全域ガス消火設備等を選定する。
なお，非常用ディーゼル発電機は，非常用ディーゼル発電機室に設置する二酸化炭素消火設備の破損，誤作動又は誤操作によって二酸化炭素が放出されることによる窒息を考慮しても機能が喪失しないよう，外部より給気を取り入れる。
消火設備の放水等による溢水等は，「実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」第九条に基づき，安全機能へ影響がないことを確認する。

- 1-76 -2.1.3．火災の影響軽減
2.1.3.1.

系統分離による影響軽減［要求事項］
2.3.1 安全機能を有する構築物、系統及び機器の重要度に応じ、それらを設置する火災区
域又は火災区画内の火災及び隣接する火災区域又は火災区画における火災による影響に対し、以下の各号に掲げる火災の影響軽減のための対策を講じた設計であること。
(1) 原子炉の高温停止及び低温停止に係わる安全機能を有する構築物、系統及び機器を設置する火災区域については、3 時間以上の耐火能力を有する耐火壁によって他の火災区域から分離すること。
(2) 原子炉の高温停止及び低温停止に係る安全機能を有する構築物、系統及び機器は、その相互の系統分離及びこれらに関連する非安全系のケーブルとの系統分離を行うために、火災区画内又は隣接火災区画間の延焼を防止する設計であること。
具体的には、火災防護対象機器及び火災防護対象ケーブルが次に掲げるいずれかの要件を満たしていること。
a. 互いに相違する系列の火災防護対象機器及び火災防護対象ケーブルについて、互いの系列間が 3 時間以上の耐火能力を有する隔壁等で分離されていること。
b. 互いに相違する系列の火災防護対象機器及び火災防護対象ケーブルについて、互いの系列間の水平距離が 6ｍ以上あり、かつ、火災感知設備及び自動消火設備が当該火災区画に設置されていること。この場合、水平距離間には仮置きするものを含め可燃性物質が存在しないこと。
c. 互いに相違する系列の火災防護対象機器及び火災防護対象ケーブルについて、互いの系列間が１時間の耐火能力を有する隔壁等で分離されており、かつ、火災感知設備
及び自動消火設備が当該火災区画に設置されていること。
(3) 放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能を有する構築物、系統及び機器が設置される火災区域については、3 時間以上の耐火能力を有する耐火壁によって他の火災区域から分離されていること。
(4) 換気設備は、他の火災区域の火、熱、又は煙が安全機能を有する構築物、系統及び機器を設置する火災区域に悪影響を及ぼさないように設計すること。また、フィルタの延焼を防護する対策を講じた設計であること。
(5) 電気ケーブルや引火性液体が密集する火災区域及び中央制御室のような通常運転員が駐在する火災区域では、火災発生時の煙を排気できるように排煙設備を設置すること。なお、排気に伴い放射性物質の環境への放出を抑制する必要が生じた場合には、排気を停止できる設計であること。
(6) 油タンクには排気ファン又はベント管を設け、屋外に排気できるように設計されていること。

- 1-77 -（参考）(1) 耐火壁の設計の妥当性が、火災耐久試験によって確認されていること。
(2)-1 隔壁等の設計の妥当性が、火災耐久試験によって確認されていること。
(2)-2 系統分離を b.（6m 離隔＋火災感知・自動消火）または c.（1 時間の耐火能力を有する隔壁等＋火災感知・自動消火）に示す方法により行う場合には、各々の方法により得られる火災防護上の効果が、a.（3 時間以上の耐火能力を有する隔壁等）に示す方法によって得られる効果と同等であることが示されていること。

安全機能を有する機器等の重要度に応じ，それらを設置する火災区域（区画）内の火災及び隣接する火災区域（区画）における火災による影響に対し，火災の影響軽減のための対策を講じる。
（資料７）
なお，資料８で示すが，柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉において，等価火災時間が３時間以上となる火災区域はない。したがって，３時間以上の耐火能力を有する隔壁等によって，「原子炉の安全停止」機能を有する機器等を設置する区域を他の火災区域と分離することによって，単一火災によっても多重化されたそれぞれの「原子炉の安全停止」機能が同時に喪失することはなく，原子炉の安全停止を達成・維持することができる。
(1) 原子炉の安全停止に関わる火災区域の分離
原子炉の安全停止に必要な機器等を設置する火災区域（区画）は，３時間耐火に設計上必要なコンクリート壁厚である 123mm より厚い 140mm 以上の壁厚を有するコンクリート壁又は火災耐久試験により３時間以上の耐火能力を有する耐火壁（貫通部シール，防火扉，防火ダンパ等）によって，他の火災区域（区画）から分離する。
なお，火災区域（区画）のファンネルには，他の火災区域（区画）からの煙の流入防止を目的として，煙等流入防止装置を設置する。

- 1-78 -(2) 火災防護対象機器等の系統分離
火災が発生しても原子炉を安全停止するためには，プロセスを監視しながら原子炉を停止し，冷却を行うことが必要であり，このためには，手動操作に期待してでも原子炉を安全停止するために必要な機能を確保するよう系統分離対策を講じる必要がある。
このため，単一火災（任意の一つの火災区域で発生する火災）の発生によって，多重化された原子炉の安全停止機能がすべて喪失することのないよう，
安全系区分Ⅰに属する火災区域を，３時間以上の耐火能力を有する耐火壁・隔壁等で分離する。（図 1-33）
なお，中央制御室は，上記とは異なる火災の影響軽減のための対策を講じる。
中央制御室の火災防護対象機器等は，運転員の操作性及び視認性向上を目的として近接して設置することから，安全系異区分が混在する制御盤については，区分間に金属製の仕切りを設置している。加えて，安全系異区分が混在する制御盤内へ高感度の煙感知器を設置することにより，中央制御盤に火災が発生した場合は，早期の火災感知及び常駐する運転員による早期の消火活動によって対応する。中央制御室の制御盤内に設置する高感度の煙感知器
については，資料５の添付資料３に示す。
さらに，万一中央制御室で火災が発生し，原子炉停止操作後当該火災が延焼して安全系異区分の機器等を同時に損傷させる可能性があると判断される
場合は，制御室外原子炉停止装置により原子炉の安全停止を行う。このため，
中央制御室の外側を火災区域の境界として３時間以上の耐火能力を有する隔壁等で分離することによって，中央制御室での火災によっても制御室外原子炉停止装置によって原子炉の安全停止が可能である。
なお，中央制御室にて監視可能であり，制御室外原子炉停止装置では監視できない火災防護対象の計器については，区分間に金属板の仕切りを設置するとともに，離隔距離等により系統分離する。加えて，当該盤内に高感度の煙感知器を設置することによる早期の火災感知，及び常駐する運転員による早期の消火活動によって，当該計器に対する火災の影響軽減対策を講じてい
る。
（資料７）

- 1-79 -区分Ⅰ・Ⅱの境界を火災区域の境界として３時間以上の耐火能力を有する隔壁等
で分離

単一火災によっても
区分Ⅰ・Ⅱが同時に機能喪失することを回避し、高温停止・
低温停止を達成

安全系区分

区分Ⅰ

区分Ⅱ

区分Ⅲ※

高温停止

原子炉隔離時冷却系[RCIC]

高圧炉心注水系(B)[HPCF(B)]

高圧炉心注水系(C)[HPCF(C)]

低温停止

自動減圧系(A)[SRV(ADS(A))]

自動減圧系(B)[SRV(ADS(B))]－

残留熱除去系(A)[RHR(A)]

残留熱除去系(B)[RHR(B)]

残留熱除去系(C)[RHR(C)]

原子炉補機冷却水系(A)[RCW(A)]

原子炉補機冷却水系(B)[RCW(B)]

原子炉補機冷却水系(C)[RCW(C)]

原子炉補機冷却海水系(A)[RSW(A)]

原子炉補機冷却海水系(B)[RSW(B)]

原子炉補機冷却海水系(C)[RSW(C)]

非常用ディーゼル発電機(A)[DG(A)]

非常用ディーゼル発電機(B)[DG(B)]

非常用ディーゼル発電機(C)[DG(C)]

非常用交流電源(C)系

非常用交流電源(D)系

非常用交流電源(E)系

非常用直流電源(A)系

非常用直流電源(B)系

非常用直流電源(C)系

動力電源※ 区分Ⅲ機器のうち、DG(C)の監視制御盤、RCW(C)のサージタンク水位計等、一部の機器は区分Ⅰ側の火災区域に設置

図 1-33：３時間耐火能力を有する隔壁等による系統分離の概要- 1-80 -表 1-9：制御室外原子炉停止装置による監視・操作機能
設置場所
・原子炉水位（停止域）
・原子炉水位（広帯域）・原子炉圧力監視計器

・サプレッション・プール水温度
・サプレッション・プール水位・ドライウェル圧力・制御棒駆動機構周辺温度

原子炉減圧系・主蒸気逃がし弁３弁

高圧炉心注水系・高圧炉心注水系ポンプ（Ｂ）

残留熱除去系・残留熱除去系ポンプ（Ａ）（Ｂ）

低圧注水系

・残留熱除去系ポンプ（Ａ）（Ｂ）

原子炉補機冷却系
非常用ディーゼル発電機
非常用交流電源系

・原子炉補機冷却ポンプ（Ａ）（Ｄ）（Ｂ）（Ｅ）
・原子炉補機冷却海水ポンプ（Ａ）（Ｄ）（Ｂ）（Ｅ）
・非常用ディーゼル発電機 （Ａ）（Ｂ）
・ ・非常用高圧母線（Ｃ）（Ｄ）
・ ・非常用低圧母線（Ｃ）（Ｄ）- 1-81 -(3) 放射性物質貯蔵等の機能に関わる火災区域の分離
放射性物質貯蔵等の機器等を設置する火災区域は，３時間以上の耐火能力を有する耐火壁として，３時間耐火に設計上必要なコンクリート壁厚である112mm より厚い 140mm 以上の壁厚を有するコンクリート壁又は火災耐久試験に
より３時間以上の耐火能力を有することを確認した耐火壁（貫通部シール，
防火扉，防火ダンパ）により，他の火災区域と分離する。
（資料９）(4) 換気設備による火災の影響軽減対策
安全機能を有する機器等を設置する火災区域に関連する換気設備には，他の火災区域（区画）への火，熱又は煙の影響が及ばないよう，火災区域（区画）の境界となる箇所に３時間耐火性能を有する防火ダンパを設置する。
換気設備のフィルタは，「2.1.1.2(4) 換気設備のフィルタに対する不燃性材料又は難燃性材料の使用」に示すとおり，チャコールフィルタを除き難燃性のものを使用する。

(5) 煙に対する火災の影響軽減対策
運転員が常駐する中央制御室の火災発生時の煙を排気するため，建築基準法に準拠した容量の排煙設備を配備する。添付資料９に排煙設備の容量，排煙先等を示す。排煙設備は中央制御室専用であるため，放射性物質の環境への放出を考慮する必要はない。
安全機能を有する機器等を設置する火災区域のうち，電気ケーブルや引火性液体が密集する火災区域（ケーブル処理室，非常用ディーゼル発電機室，非常用ディーゼル発電機燃料ディタンク室）については，二酸化炭素消火設
備又は全域ガス消火設備により早期に消火する設計とする。

- 1-82 -(6) 油タンクに対する火災の影響軽減対策
火災区域又は火災区画に設置される油タンクは，換気空調設備による排気又はベント管により屋外に排気する。（図 1-34）

屋 内

（８時間）

燃料ディタンク
非常用ディーゼル発電機
燃料
ドレンタンク
燃料
ドレンポンプ

図 1-34：油タンクのベント管設置の概要- 1-83 -2.1.3.2.

火災影響評価［要求事項］
2.3.2 原子炉施設内のいかなる火災によっても、安全保護系及び原子炉停止系の作動が要求される場合には、火災による影響を考慮しても、多重化されたそれぞれの系統が同時に機能を失うことなく、原子炉を高温停止及び低温停止できる設計であること。
また、原子炉の高温停止及び低温停止が達成できることを、火災影響評価により確認すること。
（火災影響評価の具体的手法は「原子力発電所の内部火災影響評価ガイド」による。）（参考）「高温停止及び低温停止できる」とは、想定される火災の原子炉への影響を考慮して、高温停止状態及び低温停止状態の達成、維持に必要な系統及び機器がその機能を果たすことができることをいう。

原子炉施設内の火災によっても，安全保護系及び原子炉停止系の作動が要求される場合には，火災による影響を考慮しても，多重化されたそれぞれの系統
が同時に機能を失うことなく，原子炉を安全停止できることを，以下に示す火災影響評価により確認する。
また，内部火災により原子炉に外乱が及び，かつ，安全保護系，原子炉停止
系の作動が要求される事象が発生する可能性があるため，「 発電用軽水型原子炉
施設の火災防護に関する審査指針」に基づき機器の単一故障を想定しても，原子炉の高温停止，低温停止を達成することが可能であることを火災影響評価により確認する。
（資料８）
なお，「2.1.3.2と記載する。

火災影響評価」では，火災区域又は火災区画を，「火災区域」- 1-84 -(1) 火災伝播評価
当該火災区域の火災発生時に，隣接火災区域に火災の影響を与える場合は，隣接火災区域を含んだ火災影響評価を行う必要があるため，当該火災区域の火災影響評価に先立ち，当該火災区域に火災を想定した場合の隣接火災区域
への火災の影響の有無を確認する火災伝播評価を実施する。
(2) 隣接火災区域に火災の影響を与えない火災区域に対する火災影響評価
火災伝播評価により隣接火災区域に影響を与えず，かつ当該火災区域に設置される全機器の機能喪失を想定しても，「2.1.3.1 系統分離による影響軽減」に基づく火災の影響軽減のための対策の実施により，原子炉の安全停止に必要な成功パスが少なくとも一つ確保され，原子炉の安全停止が可能であることを確認する。
(3) 隣接火災区域に火災の影響を与える火災区域に対する火災影響評価
火災伝播評価により隣接火災区域に影響を与える火災区域は，当該火災区域と隣接火災区域の 2 区画内の火災防護対象機器等の有無の組み合わせに応じて，火災区域内に設置される全機器の機能喪失を想定しても，「2.1.3.1 系
統分離による影響軽減」に基づく火災の影響軽減のための対策の実施により，原子炉の安全停止に必要な成功パスが少なくとも一つ確保され，原子炉の安全停止が可能であることを確認する。

- 1-85 -2.2

個別の火災区域又は火災区画における留意事項［要求事項］
3. 個別の火災区域又は火災区画における留意事項
火災防護対策の設計においては、2. に定める基本事項のほか、安全機能を有する構
築物、系統及び機器のそれぞれの特徴を考慮した火災防護対策を講じること。
（参考）
安全機能を有する構築物、系統及び機器の特徴を考慮した火災防護対策として、NRC が定める Regulatory Guide 1.189 には、以下のものが示されている。
(1) ケーブル処理室①

消防隊員のアクセスのために、少なくとも二箇所の入口を設けること。

②

ケーブルトレイ間は、少なくとも幅 0.9 m、高さ 1.5 m 分離すること。

(2) 電気室
電気室を他の目的で使用しないこと。
(3) 蓄電池室①

蓄電池室には、直流開閉装置やインバーターを収容しないこと。

②

蓄電池室の換気設備が、2%を十分下回る水素濃度に維持できるようにすること。

③

換気機能の喪失時には制御室に警報を発する設計であること。

(4) ポンプ室
煙を排気する対策を講じること。
(5) 中央制御室等①

周辺の部屋との間の換気設備には、火災時に閉じる防火ダンパを設置すること。

②

カーペットを敷かないこと。ただし、防炎性を有するものはこの限りではない。
なお、防炎性については、消防法施行令第４条の３によること。

(6) 使用済燃料貯蔵設備、新燃料貯蔵設備
消火中に臨界が生じないように、臨界防止を考慮した対策を講じること。
(7) 放射性廃棄物処理設備及び放射性廃棄物貯蔵設備①

換気設備は、他の火災区域や環境への放射性物質の放出を防ぐために、隔離できる設計であること。

②

放水した消火水の溜り水は汚染のおそれがあるため、液体放射性廃棄物処理設備に回収できる設計であること。

③

放射性物質を含んだ使用済イオン交換樹脂、チャコールフィルタ及び HEPA フィル
タなどは、密閉した金属製のタンク又は容器内に貯蔵すること。

④

放射性物質の崩壊熱による火災の発生を考慮した対策を講じること。

- 1-86 -以下に示す火災区域（区画）は，それぞれの特徴を考慮した火災防護対策を実施する。

(1) ケーブル処理室
ケーブル処理室は全域ガス消火設備により消火するが，消火活動のため２箇所の入口を設置し，ケーブル処理室内においても消火要員による消火活動を可能とする。（図 1-35）
また，ケーブル処理室の火災の影響軽減のための対策として，安全機能を有する蓋なしの動力ケーブルトレイ間の最小分離距離は，水平方向 0.9m、垂直方向 1.5m としている。

図 1-35：ケーブル処理室の入口設置状況- 1-87 -(2) 電気室
電気室は，電気設備を収納，設置する以外の目的で使用しない。

(3) 蓄電池室
蓄電池室は以下のとおりとする。
・ 蓄電池室には蓄電池のみを設置し，直流開閉装置やインバータは設置しない。（図 1-36）・ 蓄電池室の換気設備は，社団法人電池工業会「蓄電池室に関する設計指針(SBA G 0603 -2001)」に基づき，水素ガスの排気に必要な換気量以上となるよう設計することによって，蓄電池室内の水素濃度を２vol%
以下の 0.8vol%程度に維持する。（表 1-10）・ 蓄電池室の換気設備が停止した場合には，中央制御室に警報を発報する。
・ 常用系の蓄電池と非常用系の蓄電池は，位置的分散が図られていること，
電気的にも２以上の遮断器により切り離されることから，常用の蓄電池
が非常用の蓄電池に影響を及ぼすことはない。（図 1-9,1-11，資料３）- 1-88 -図 1-36：蓄電池の設置状況

表 1-10：蓄電池室の換気風量

蓄電池
DC125V6A
DC125V6A-2
DC125V6B
DC125V6C
DC125V6D
DC250V + DC48V+ DC125V(常用)
廃棄物処理建屋
DC125V

６号炉
必要
換気量[㎥ /h]
1590
1325
994
994
729

空調
換気風量
[㎥ /h]
2700*1
1400
1300
1000
1200

2253

2300

464

500

蓄電池
DC125V7A
DC125V7A-2
DC125V7B
DC125V7C
DC125V7D
DC250V+ DC125V(常用)

７号炉
必要
換気量
[㎥ /h]
1590
1325
994
994
729

空調
換気風量
[㎥ /h]
3600
1350
1000
1500
1600

1617

4500

*1：常用の空調設備の風量。非常用の空調設備の風量は 1600 ㎥ /h

- 1-89 -(4) ポンプ室
安全機能を有するポンプの設置場所のうち，火災発生時の煙の充満により消火困難な場所には，消火活動によらなくても迅速に消火できるよう固定式消火設備を設置することとしていることから，消火活動のための排煙設備は設置する必要はない。
また，火災が発生したポンプ室内に設置される安全機能を有する機器等は火災の影響を受けている可能性があるため，運転操作では当該室に入室せず，当該室外に設置される機器等により原子炉停止操作を行う。
なお，固定式消火設備による消火後，鎮火の確認のために運転員や消防隊員がポンプ室に入る場合については，消火直後に換気してしまうと新鮮な空気が供給され，再発火するおそれがあることから，十分に冷却時間を確保した上で，扉の開放や換気空調系により換気し，呼吸具の装備及び酸素濃度を測定し安全確認後に入室する。

(5) 中央制御室等
中央制御室は以下のとおりとする。
・ 中央制御室を含む火災区域の境界には，防火ダンパを設置する。
・ 中央制御室のカーペットは、消防法施行令第四条の三の防炎性を満足す
るカーペットを使用する。

- 1-90 -(6) 使用済燃料貯蔵設備及び新燃料貯蔵設備
使用済燃料貯蔵設備は，水中に設置されている設備であり，ラックに燃料を貯蔵することで貯蔵燃料間の距離を確保すること，及びステンレス鋼の中性子吸収効果によって未臨界性が確保される設計としている。
新燃料貯蔵設備については，添付資料 10 に示すように，気中に設置している設備（ピット構造で上部は蓋で閉鎖）であり通常ドライ環境であるが，消火活動により水が混入しても使用済燃料貯蔵設備と同様に未臨界性は確保される設計となっている。

(7) 放射性廃棄物処理設備及び放射性廃棄物貯蔵設備の火災防護対策
放射性廃棄物処理設備及び放射性廃棄物貯蔵設備は，以下のとおりとする。
・ 廃棄物処理建屋の管理区域用換気設備は，環境への放射性物質の放出を防ぐ目的でフィルタを通して排気する設計としている。また，放射性物
質の放出を防ぐため，空調を停止し，廃棄物処理建屋風量調整ダンパを閉止し，隔離できる設計としている。
・ 放水した消火水の溜り水は，建屋内排水系により液体放射性廃棄物処理
設備に回収できる設計としている。
・ 放射性物質を含んだ使用済イオン交換樹脂等は，固体廃棄物として処理を行うまでの間，密閉された金属製の槽・タンクで保管している。
・ 放射性廃棄物処理設備及び放射性廃棄物貯蔵設備において，冷却が必要
な崩壊熱が発生し，火災事象に至るような放射性廃棄物はない。

- 1-91 -2.3.

火災防護計画について［要求事項］(2) 火災防護対策並びに火災防護対策を実施するために必要な手順、機器及び職員の体制を含めた火災防護計画を策定すること。
（参考）
審査に当たっては、本基準中にある（参考）に示す事項について確認すること。また、
上記事項に記載されていないものについては、JEAC4626-2010 及び JEAG4607-2010 を参照すること。
なお、本基準の要求事項の中には、基本設計の段階においてそれが満足さ れているか否かを確認することができないものもあるが、その点については詳細設計の段階及び運転管理の段階において確認する必要がある。
火災防護計画について
1. 原子炉施設設置者が、火災防護対策を適切に実施するための火災防護計画を策定していること。
2. 同計画に、各原子炉施設の安全機能を有する構築物、系統及び機器の防護を目的として実施される火災防護対策及び計画を実施するために必要な手順、機器、組織体制が定められていること。なお、ここでいう組織体制は下記に関する内容を含む。
①

事業者の組織内における責任の所在。

②

同計画を遂行する各責任者に委任された権限。

③

同計画を遂行するための運営管理及び要員の確保。

3. 同計画に、安全機能を有する構築物、系統及び機器を火災から防護するため、以下の 3
つの深層防護の概念に基づいて火災区域及び火災区画を考慮した適切な火災防護対策が含まれていること。
①

火災の発生を防止する。

②

火災を早期に感知して速やかに消火する。

③

消火活動により、速やかに鎮火しない事態においても、原子炉の高温停止及び低温停止の機能が確保されるように、当該安全機能を有する構築物、系統及び機器を防護する。

4. 同計画が以下に示すとおりとなっていることを確認すること。
①

原子炉施設全体を対象とする計画になっていること。

②

原子炉を高温停止及び低温停止する機能の確保を目的とした火災の発生防止、火災の感知及び消火、火災による影響の軽減の各対策の概要が記載されていること。

- 1-92 -火災防護計画の策定に当たっては，火災防護に係る審査基準の要求事項を踏まえ，火災防護対策並びに火災防護対策を実施するために必要な手順，機器及び職員の体制を含める。また，具体的な計画については，以下に示す考え方に基づき策定する。
(1) 原子炉施設の安全機能を有する構築物，系統及び機器の防護を目的として実施する火災防護対策を適切に実施するために，柏崎刈羽原子力発電所における火災防護対策全般を網羅した火災防護計画を策定する。
(2) 原子炉施設の安全機能を有する構築物，系統及び機器の防護を目的として実施する火災防護対策及び計画を実施するために，必要な手順，機器，組織体制を定める。具体的には，火災防護対策の内容，その対策を実施するための組織における各責任者の権限，火災防護計画を遂行するための組織とその運営管理及び必要な要員の確保（要員に対する訓練を含む）について定める。
(3) 原子炉施設の安全機能を有する構築物，系統及び機器を火災から防護する
ため，火災の発生防止，火災の早期感知及び消火並びに火災の影響軽減の
３つの深層防護の概念に基づいて，火災区域を考慮した，以下のような火災防護対策を定める。

- 1-93 -a. 火災の発生防止対策
・ 火災区域内に設置する発火性又は引火性物質である潤滑油及び燃料油を内包する設備は，溶接構造，シール構造の採用により漏えいの防止対策を講じるとともに，堰を設置し，漏えいした潤滑油及び燃料油が拡大することを防止する。また，火災区域内に設置する発火性又は引火性物質である水素を内包する設備は，水素の漏えいを考慮した溶接構造とし，弁グランド部から雰囲気への水素漏えいの可能性のある弁は，雰囲気への水素の漏えいを考慮しベローズ弁等を・用いた構造とする。
発火性又は引火性物質である潤滑油及び燃料油を内包する設備は，
原子炉施設の安全機能を損なわないよう，潤滑油及び燃料油を内包する設備及び水素を内包する設備と原子炉施設の安全機能を有する構築物，系統及び機器は，壁等の設置による配置上の考慮を行う。
また，火災区域内に設置する発火性又は引火性物質である水素を内包する設備の火災により，原子炉施設の安全機能を損なわないよう，水素を内包する設備と原子炉施設の安全機能を有する構築物，系統及び機器は，壁等の設置による配置上の考慮を行う。

・

・

・

・

発火性又は引火性物質である潤滑油及び燃料油を内包する設備を設置する火災区域のある建屋等は，空調機器による機械換気を行う。
また，発火性又は引火性物質である水素を内包する設備を設置する
火災区域は，空調機器による機械換気を行う。
非常用ディーゼル発電機の燃料ディタンクは，非常用ディーゼル発
電機を８時間連続運転するために必要な量を考慮し，貯蔵する。また，水素ガスボンベ等は，供給単位のボンベごとに貯蔵する。
蓄電池を設置する火災区域は，充電時において蓄電池から水素が発生するおそれがあることを考慮して，水素濃度検知器を設置し，定められた濃度にて中央制御室に警報を発する設計とする。また，水素感知等の手順を定める。
電気系統は，送電線への落雷等外部からの影響や，地絡，短絡等に起因する過電流による過熱や焼損を防止するために，保護継電器，
遮断器により故障回路を早期に遮断する設計とする。

- 1-94 -・

安全機能を有する機器等のうち，機器，配管，ダクト，トレイ，電線管，盤の筐体及びこれらの支持構造物の主要な構造材は，火災の発生防止及び当該設備の強度確保等を考慮し，ステンレス鋼，低合金鋼，炭素鋼等の金属材料，又はコンクリート等の不燃性材料を使用する。ただし，配管のパッキン類は，その機能を確保するために必要な代替材料の使用が技術上困難であるが，金属で覆われた狭隘部に設置し直接火炎に晒されることはないことから不燃性材料又は難燃性材料ではない材料を使用する。また，ポンプ及び弁等の駆動部の潤滑油（グリス），並びに盤内部に設置された電気配線は，ポン
プ・弁・盤は金属に覆われていること，及び盤等の電気品については必要な離隔距離を確保していることから，発火した場合でも他の安全機能を有する機器等に延焼しない。このため，これらについて

・
・

・

・

・

は不燃性材料又は難燃性材料ではない材料を使用する。
安全機能を有する機器等のうち，屋内の変圧器及び遮断器は可燃性物質である絶縁油を内包していないものを使用する。
安全機能を有する機器等に使用するケーブルには，原則，実証試験
により自己消火性及び延焼性を確認した難燃ケーブルを使用する。
ただし，核計装用ケーブル及び放射線モニタ用ケーブルは，微弱電流・微弱パルスを扱うため，耐ノイズ性を確保するために高い絶縁抵抗を有する同軸ケーブルを使用しているため，火災を想定した場
合にも延焼が発生しないように，専用電線管に収納する。
安全機能を有する機器等のうち，換気空調設備のフィルタは，チャコールフィルタを除き所定の性能を満足する難燃性のフィルタを使用する。
安全機能を有する機器等に対する保温材は，ロックウール，グラス
ウール，ケイ酸カルシウム，パーライト，金属等，平成 12 年建設省
告示第 1400 号に定められたもの，又は建築基準法で不燃材料として定められたものを使用する。
安全機能を有する機器等を設置する建屋の内装材は，ケイ酸カルシ
ウム等，建築基準法に基づく不燃性材料を使用する。また，中央制
御室の床のカーペットは，消防法施行規則第四条の三に基づき，第三者機関において防炎物品の試験を実施し，防炎性能を有することを確認した材料を使用する。

- 1-95 -

・

・

・

・

・
・

原子炉施設内の構築物，系統及び機器は，落雷による火災発生を防止するため，地盤面から高さ 20m を超える建築物には建築基準法に基づき「JIS A 4201 建築物等の避雷設備（避雷針）」に準拠した避雷設備を設置する。
安全機能を有する機器等は，耐震クラスに応じて十分な支持性能をもつ地盤に設置するとともに，自らが破壊又は倒壊することによる火災の発生を防止する。
点検等で使用する資機材（持込み可燃物）は，安全機能を有する機器への影響及び火災区域毎の制限発熱量を考慮し，持込み可燃物の管理を行う手順を定める。
点検等で実施する溶接等の火気作業においては，作業計画策定，消火器等の配備，専任監視員の配置等の火気作業の管理を行う手順を定める。
危険物の管理について，手順を定める。
建屋内で有機溶剤等を使用する場合の管理手順を定める。

b. 火災の感知及び消火に係る対策
・

・

・

・
・

火災感知設備の火災感知器は，火災区域における取付面高さ，著し
く高温になるエリア等の環境条件や，炎が生じる前に発煙すること
等，予想される火災の性質を考慮して火災感知器を設置する。
火災感知設備の火災感知器は，アナログ式のもので，かつ火災を早期に感知できるよう固有の信号を発する異なる種類の煙感知器と熱感知器の組合せを基本として，火災区域に設置する。ただし，蓄電池室は，防爆型の煙感知器・熱感知器を設置する。また，火災感知器動作時の手順を定める。
安全機能を有する機器等を設置する火災区域の火災感知設備は，外部電源喪失時においても火災の感知が可能となるよう，非常用電源から受電する。さらに，外部電源喪失時に非常用ディーゼル発電機
から電力が供給されるまでの容量を有した蓄電池を設ける。
火災感知設備の火災受信機盤は，中央制御室に設置し常時監視できる設計とする。また，火災受信機盤の巡視の手順を定める。
火災発生時の煙の充満等により消火活動が困難となる火災区域は，
自動消火設備又は中央制御室からの手動操作による固定式消火設備を設置する。また，消火設備動作時及び使用時の手順を定める。

- 1-96 -・・・

消火水系の水源及び消火ポンプは，多重性又は多様性を有するよう設置する。
原子炉の安全停止に必要な機器等のうち，火災防護対象機器等の系
統分離を行うために設けられた火災区域に設置する消火設備は，消火設備の動的機器の単一故障によっても，系統分離された機器等に対する消火設備の消火機能が同時に喪失することがないよう設計する。
消火設備は，火災が発生している火災区域からの火災の火炎，熱による直接的な影響のみならず，煙，流出流体，断線及び爆発等の二次的影響を受けず，安全機能を有する機器等に悪影響を及ぼさないように設置する。また，これら消火設備のボンベは，火災による熱の影響を受けても破損及び爆発が発生しないよう，ボンベに接続す

・

・
・
・

・
・

・

・
・

る安全弁等によりボンベの過圧を防止する。
消火設備に必要な消火剤は，消防法施行規則に基づき算出された容量を配備する。また，水消火設備に必要な消火水の容量は，消防法施行令等に基づき算出した容量とする。
初期消火活動を行う要員は，10 名以上を常駐させるとともに，この要員に対する火災発生時の通報連絡体制を定める。
消防隊の体制，資機材の配備，アクセス性等を含めた消防活動手順を作成する。
建屋内の避難口，廊下，階段等の避難通路には，避難や消火活動の障害となるような設備や物品を置かないよう維持管理に努めることを定める。
移動式消火設備は，化学消防自動車２台，泡消火薬剤備蓄車１台，水槽付消防自動車１台を配備する。
消火水系の消火ポンプ及び消火設備は，電源断等の故障警報を中央制御室に発報する設計とする。また，故障警報発信時の手順を定める。
ディーゼル駆動消火ポンプ及び消火設備は，外部電源喪失時でも消火が可能となるよう，設備の作動に必要な電源を供給する蓄電池を設置する。
消火栓は，屋内は消火栓から半径 25m の範囲，屋外は消火栓から半径 40m の範囲における消火活動を考慮して配置する。
固定式ガス消火設備は，作動前に職員等の退出ができるように警報等を発し、20 秒以上の時間遅れをもって消火ガスを放出する設計とする。

- 1-97 -

・

・

・

・

・

・

管理区域内で放出した消火水は，放射性物質を含むおそれがあることから，管理区域外への流出を防止するため，管理区域と非管理区域の境界に堰等を設置するとともに，各フロアの建屋内排水系によって液体廃棄物処理系に回収し，処理する。
建屋内の消火栓，消火設備現場盤の設置場所及び設置場所への経路には，移動及び消火設備の操作を行うため，蓄電池を内蔵する照明器具を設置する。
屋外消火設備の配管は保温材等により凍結防止対策を実施する。また，屋外消火設備の凍結を防止するため，消火栓及び消火配管のブ
ロー弁の運用手順を定める。
消火系の消火設備を構成するポンプ等の機器は，風水害に対してその性能が著しく阻害されることがないよう，防潮壁が設置された建屋内に配置する。また，ディーゼル駆動消火ポンプを設置しているポンプ室の壁，扉については，水害により影響を受けないよう止水対策を実施する。
安全機能を有する機器等を設置する火災区域の火災感知設備及び消火設備は，安全機能を有する機器等の耐震クラスに応じて機能を維持できる設計とする。また，屋外消火配管は，地震時における地盤変動対策を考慮した設計とする。
二酸化炭素消火設備及び全域ガス消火設備等は，設備の破損，誤作
動又は誤操作による消火剤の放出を考慮して設計する。

c. 火災の影響軽減対策
・ 原子炉の安全停止に必要な機器等を設置する火災区域は，３時間耐
火に設計上必要なコンクリート壁厚である 112mm より厚い 140mm 以・上の壁厚を有するコンクリート壁又は火災耐久試験により３時間以上の耐火能力を有する耐火壁（貫通部シール，防火扉，防火ダンパ
等）によって，他の火災区域から分離する。なお，火災区域のファンネルには，他の火災区域からの煙の流入防止を目的として，煙等流入防止装置を設置する。
単一火災（任意の一つの火災区域で発生する火災）の発生によって，多重化された原子炉の安全停止機能がすべて喪失することのないよう，安全系区分Ⅰに属する機器を設置する火災区域と，安全系区分
Ⅱに属する機器等を設置する火災区域を，３時間以上の耐火能力を有する耐火壁・隔壁等で分離する。

- 1-98 -・・

中央制御盤の火災防護対象機器等は，安全系異区分が混在する制御
盤内への煙感知器の設置による早期の火災感知及び常駐する運転員による早期の消火活動によって対応する。また，万一中央制御室で火災が発生し，原子炉停止操作後当該火災が延焼して安全系異区分の機器等を同時に損傷させる可能性があると判断される場合は，制御室外原子炉停止装置により原子炉の安全停止を行う。
放射性物質貯蔵等の機器等を設置する火災区域は，３時間以上の耐火能力を有する耐火壁として，３時間耐火に設計上必要なコンクリート壁厚である 112mm より厚い 140mm 以上の壁厚を有するコンクリ
ート壁又は火災耐久試験により３時間以上の耐火能力を有することを確認した耐火壁（貫通部シール，防火扉，防火ダンパ等）により，他の火災区域と分離する。

・

・
・
・
・

安全機能を有する機器等を設置する火災区域に関連する換気設備には，他の火災区域への火，熱又は煙の影響が及ばないよう防火ダンパを設置する。
中央制御室の火災発生時の煙を排気するため，建築基準法に準拠した容量の排煙設備を配備する。また，排煙設備の起動手順を定める。
火災区域に設置される油タンクは，換気空調設備による排気又はベント管により屋外に排気する。
発電所内の防火帯について，管理手順を定める。
火災影響評価のための手順を定める。

d. 個別の火災区域における留意事項
・ ケーブル処理室は，固定式消火設備によらない消火活動も考慮し，２箇所の入口を設置する。また，固定式消火設備動作時の手順を定
・

・

める。
蓄電池室には，水素ガスの排気に必要な換気量以上の換気設備を設置するとともに，換気設備が停止した場合には，中央制御室に警報を発報する設計とする。また，水素感知時の手順及び換気設備停止時の手順を定める。
安全機能を有するポンプが設置されているエリアには，煙の充満により消火困難な場合でも迅速に消火できるよう固定式消火設備を設置する。また，固定式消火設備動作時の手順を定める。

- 1-99 -・・・

中央制御室を含む火災区域の境界には，防火ダンパを設置する。また，中央制御室には、防炎性を有するカーペットを使用する。
廃棄物処理建屋の管理区域用換気設備は，環境への放射性物質の放出を防ぐ目的でフィルタを通して排気する設計とする。また，放射性物質の放出を防ぐため，空調を停止し，廃棄物処理建屋風量調整
ダンパを閉止し，隔離できる設計とする。
放射性物質を含んだ使用済イオン交換樹脂等は，固体廃棄物として処理を行うまでの間，密閉された金属製の槽・タンクで保管する。

(4) 火災防護計画は，柏崎刈羽原子力発電所全体を対象範囲として，具体的には，以下の項目を記載する。
・ 「実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」第八条に基づく(3)に示す対策。
・ 「実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」第四十一条に基づく火災の発生防止，火災の早期感
知及び消火の対策並びに重大事故等対処施設の火災により設計基準
対処設備の安全性が損なわれないための火災防護対策。
・ 可搬型重大事故等対処施設については，設備等に応じた火災防護対策。
・ 森林火災，近隣の産業施設の火災・爆発，発電所敷地内に存在する危険物タンクの火災から安全施設を防護する対策。
ただし，原子力災害に至る場合の火災発生時の対処，原子力災害と同時に発生する火災発生時の対処，大規模損壊に伴う大規模な火災が発生した場合の対処は，別途定める規定文書に基づいて対応する。
なお，上記に示す以外の構築物，系統及び機器は，消防法に基づく火災防護対策を実施する。

- 1-100 -また，火災防護計画は，その計画において定める火災防護対策全般に係る定期的な評価及び改善を行うことによって，ＰＤＣＡサイクルを回して継続的な改善を図っていくことを定めるとともに，火災防護に必要な設備の改造等を行う場合には，火災防護に係る審査基準等への適合性を確認することを定める。
さらに，火災防護計画は，柏崎刈羽原子力発電所原子炉施設保安規定に基づき策定することとし，業務遂行に係る組織，ルール，具体的な判断基準等を記載した火災防護計画書を作成する。

- 1-101 -添付資料１

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における原子炉格納容器内の火災防護について

添付資料１

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における原子炉格納容器内の火災防護について
1．はじめに
柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉の原子炉格納容器内は，プラント運転中については，窒素が封入され雰囲気が不活性化されていることから，火災の発生は想定されない。
一方で，窒素が封入されていない期間のほとんどは原子炉が低温停止に到達している期間であるが，わずかではあるものの原子炉が低温停止に到達していない期間もあることを踏まえ，以下のとおり火災防護対策を講じる。

2．原子炉格納容器の窒素置換
原子炉格納容器内の窒素置換（窒素封入・排出）は，プラント起動時及びプラント停止時において下記のとおり実施される。

・
・
・
・
・

・
・
・
・

【プラント起動時】
制御棒引き抜き（原子炉の高温・低温停止状態の外へ移行）
出力上昇・起動試験・出力低下
原子炉格納容器内点検
出力再上昇
原子炉の状態が運転（原子炉出力７％程度）になってから 24 時間以内に窒素封入【プラント停止時】
制御棒挿入・出力低下
高温停止状態へ移行
低温停止状態へ移行
窒素排出
窒素封入期間定格圧力運転制御棒引き抜き原子炉格納容器内点検- 1-添付 1-1 -

低温停止

3．原子炉格納容器内の火災防護対策
火災防護に係る審査基準では，火災防護の目的として「原子炉の高温停止及び低温停止」の達成，維持を挙げていることを踏まえ，原子炉の高温停止及び低温停止の達成後，原子炉格納容器内に窒素が封入されるまでの期間，下記のとおり原子炉格納容器の特性を考慮した火災防護対策を講じる。
【火災の発生防止】・ 原子炉格納容器内の機器等については，格納容器内サンプポンプ・電動機，点検機材（RIP・CRD 取扱装置）のギヤ部・電動機，格納容器冷却器，電動弁，窒素作動弁（MSIV），点検機材に内包されている潤滑油（グリス含む）
を除き，不燃性材料又は難燃性材料を使用している。
・ 点検機材は，使用時以外は電源を切るため火災源となる可能性は低い。また，溶接構造，シール構造により潤滑油の漏えいを防止するとともに，万一漏えいした場合でも格納容器下部より外側に広がらないような構造となっている。
・ 上記潤滑油（グリス含む）以外の可燃物としては，ケーブル，照明等であるが，潤滑油（グリス含む）は少量であること，機器は鋼鉄製で構成されていること，ケーブルについては難燃ケーブルを用いており，格納容器下部のペデスタル以外では電線管又は金属蓋を設置したケーブルトレイに布設していることから，万一火災が発生した場合であっても周囲へ影響を与える恐れがない。
【火災の感知及び消火】・ 原子炉が低温停止に移行し，空気置換した後は，原子炉が低温停止状態に到達していることを鑑み，速やかに上部ドライウェル，下部ドライウェル
天井部に煙感知器を仮設設置する。煙感知器の設置箇所については消防法
施行規則第 23 条に基づく設置範囲にしたがって設置する。なお，仮設設置
する煙感知器は，プラント運転中の原子炉格納容器内における耐放射線に係る健全性が確認できていないことから，プラント停止後速やかに仮設設
置し，起動前に取り外すものとする。
・ 潤滑油を内包する点検機材が設置されており，一部のケーブルが電線管又は金属蓋を設置したケーブルトレイに布設されていない格納容器下部のペデスタルにおいては、上記煙感知器に加え，仮設の熱感知器を設置する。

- 1-添付 1-2 -・ 原子炉格納容器内での作業に伴う持ち込み可燃物については，持ち込み期
間・可燃物量・持ち込み場所等を管理する。持ち込み可燃物の仮置きは原則禁止しているが，やむを得ず仮置きする場合には，当該仮置き資機材等に対して仮設の災感知器を設置する。
・ 上記の仮設感知器は，中央制御室で監視できる設計とする。
・ 原子炉格納容器内での点検等で火気作業を実施する場合は，火災防護計画
にて策定を定める管理手順に従って実施する。
・ なお，原子炉格納容器は空間体積が大きい（7300 ㎥程度）こと，パージ用排風機（容量 22000 ㎥/h）により，煙が充満する恐れはないと考えられる
ため，消火活動が可能である。このため，原子炉格納容器の入口に消火器を設置する。
・ プラント起動前に，資機材等の持ち込み可燃物については全て撤去されたことを確認する。プラントを起動操作開始後，一時的に定格圧力まで上昇させ，合わせて各種起動試験を実施した後，原子炉格納容器内点検を実施
し，火災の起因となるような異常が無いことを確認する。
・ 前述のとおり原子炉格納容器内には火災の発生源として想定されるものはほとんどないことから，火災が発生する可能性は極めて考えにくい。また，
プラント停止後からプラント起動操作前までの期間は仮設の火災感知器によって火災の早期感知が可能である。しかしながら，万一，仮設感知器取り外し後から窒素封入までの間に原子炉格納容器内のポンプ・電動機（原子炉再循環ポンプ駆動電動機，制御棒駆動機構電動機，格納容器内サンプ
ポンプ及び電動機，格納容器冷却機及び電動機），電動弁，ケーブル，照明等から火災が発生した場合は，機器故障警報等によって中央制御室にて異常を確認できる（原子炉格納容器内火災発生時に発生する可能性がある警報を表１に示す）。表１の警報が発生した場合，中央制御室の運転員は関連パラメータを確認し，原子炉格納容器内で火災発生の可能性があると判断する場合は，速やかに原子炉停止操作へ移行するとともに，現場に急行して消火活動を行う。
なお，原子炉格納容器内のポンプ・電動機，電動弁，ケーブル，照明等から単一の火災が発生しても，原子炉の緊急停止機能，炉心冷却機能等に影響を及ぼすことはないため，火災発生後，原子炉の低温停止の達成，維持が可能である。

- 1-添付 1-3 -表１：原子炉格納容器内の火災発生時に発生する可能性のある主な警報
主な発生警報・ 原子炉再循環ポンプ出口冷却水温度高高

・ 主蒸気逃がし安全弁電源喪失

・ 原子炉再循環ポンプ出口冷却水温度高・ 主蒸気逃がし安全弁（自動減圧系）開・ 原子炉冷却水ポンプパージ水水位低・ 原子炉圧力容器ベントライン漏えい

・ 原子炉冷却水ポンプモータ振動大・ 主蒸気逃がし安全弁漏えい

・ 原子炉冷却水ポンプ熱交換器出口冷却水

・ 主蒸気逃がし安全弁（自動減圧系）漏え

流量低

い・ 原子炉冷却水ポンプ熱交換器出口冷却水
温度高・ ドライウェル内温度高・ ドライウェル冷却器冷却水差温度大・ 原子炉再循環ポンプ冷却水温度監視盤電源喪失

・ ドライウェル除湿冷却器冷却水差温度大・ ドライウェル冷却器ドレン流量大・ 制御棒駆動機構漏えい流量大・ ドライウェル HCW サンプ流量大・ ドライウェル LCW サンプ液位高・ ドライウェル LCW サンプ流量大・ ドライウェル HCW サンプ液位高・ ドライウェル LCW サンプ温度高・ 格納容器冷却機送風機過負荷トリップ
・ 原子炉停止時冷却系内側隔離弁電源喪失
・ 原子炉隔離時冷却系タービン排気隔離弁
電源喪失
・ 原子炉隔離時冷却系蒸気ライン暖機弁開・ 原子炉隔離時冷却系蒸気ライン隔離弁閉- 1-添付 1-4 -【火災の影響軽減】
・ 原子炉格納容器内において原子炉の高温停止及び低温停止に係る安全機能を有する機器は，主蒸気逃し安全弁，原子炉隔離時冷却系の内側蒸気隔離
弁，注入弁（逆止弁），高圧炉心冷却系の注入弁（試験可能逆止弁），残留熱除去系の注入弁（逆止弁，試験可能逆止弁），停止時冷却系内側隔離弁である。
・ 前述のとおり，原子炉格納容器内は低温停止移行までは窒素置換されていることから，火災は発生せず，高温停止に必要な安全機能が火災影響を受けることはない。
・ なお，高圧炉心冷却系については，ポンプ及び電源系は原子炉格納容器外に設置されており，原子炉格納容器内火災の影響は受けない。また，原子炉格納容器内に設置されている注入弁については金属製の逆止弁（試験可能逆止弁含む）であることから，火災影響を受けた場合であっても，注水機能に影響を与えることはない。
・ 一方，低温停止に係る安全機能においても，残留熱除去系の停止時冷却系のポンプ及び電源系は原子炉格納容器外に設置されており原子炉格納容器
内火災の影響は受けない。また，停止時冷却系内側隔離弁及び関連ケーブ
ル（電線管）については，停止時冷却系は３区分独立した系統を有しており分散配置（区分Ⅰと区分Ⅱは格納容器の対角線上に設置）されていること，万一火災が発生しても仮設の煙感知器により火災を感知し，速やかに運転員等による消火活動が可能であることから，火災によりすべての区分
が同時に機能喪失するおそれはない。
・ 計測制御装置については，格納容器内に離隔配置された格納容器貫通部を経由して制御ケーブルが布設され，位置的分散が図られていること，万一火災が発生しても仮設感知器により火災を感知し，速やかに運転員等による消火活動が可能であることから，安全系異区分の計測制御装置が火災によって同時に機能喪失することはない。
・ なお，運転員等による消火活動をより迅速に行うため、格納容器内で火災が発生した場合の消火戦略をあらかじめ作成し，迅速に消火活動ができるよう定期的に訓練を行う。
以上より，原子炉格納容器内において単一火災を想定した場合であっても原子炉の高温停止及び低温停止に係る安全機能に影響はない。

- 1-添付 1-5 -低 温停 止， 空気 置換後 ，天井 面に煙感知器を設置。
加 えて 仮置 き可 燃物に 対して は炎感知器を設置

D/W クーラー（グリス）MSIV 内側隔離弁（潤滑油）

D/W サンプポンプ（グリス）RIP・CRD 取扱装置（潤滑油・グリス）

低温停止，空気置換後，煙感知器及び熱感知器を設置。

格納容器下部ケーブル- 1-添付 1-6 -- 1-添付 1-7 - 1-添付 1-7 -- 1-添付 1-8 - 1-添付 1-8 -- 1-添付 1-9 - 1-添付 1-9 -消防活動手順（7 号炉 PCV 上部ドライウェル）- 1-添付 1-10 -消防活動手順（7 号炉 PCV 下部ドライウェル）- 1-添付 1-11 -添付資料２

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における漏えいした潤滑油及び燃料油の拡大防止対策について

添付資料２

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における漏えいした潤滑油及び燃料油の拡大防止対策について
1．はじめに
柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉において，ポンプ等の油内包機器から漏えいした潤滑油及び燃料油の拡大防止対策について示す。

2．要求事項漏えいの拡大防止措置は，「 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」（以下，「火災防護に係る審査基準」という。）の「2.1 火災発生防止」の 2.1.1 に基づき実施することが要求されている。
火災防護に係る審査基準の記載を以下に示す。

2.1 火災発生防止
2.1.1 原子炉施設は火災の発生を防止するために以下の各号に掲げる火災防護対策を講じた設計であること。
(1) 発火性又は引火性物質を内包する設備及びこれらの設備を設置する火災区
域は，以下の事項を考慮した，火災発生防止対策を講じること。
① 漏えいの防止，拡大防止
発火性物質又は引火性物質の漏えいの防止対策，拡大防止対策を講じること。ただし，雰囲気の不活性化等により，火災が発生するおそれがない場
合は，この限りでない。

- 1-添付 2-1 -3．漏えい拡大防止対策について
安全機能を有する機器等の設置場所にあるポンプ等の油内包機器のうち，耐震Ｓクラスの機器は，基準地震動により損壊しないよう耐震性を確保できており，また，耐震Ｂ，Ｃクラスの機器については，基準地震動により損壊しない
よう耐震性を確保する設計とする。
さらに，安全機能を有する機器等を設置する火災区域にあるポンプ等の油内包機器から油が漏えいした場合に備え，機器の周囲に堰を設置し，漏えい油の拡大を防止する対策を講じる。６号及び７号炉の火災区域にあるポンプ等の油内包機器の油保有量と堰の容量を表１，表２に示す。また，堰の設置状況を図１に示す。

- 1-添付 2-2 -

表１
建屋

原子炉建屋
原子炉建屋

火災区域内の油内包機器と堰の容量（６号炉）
機器名
高圧炉心注水系ポンプ(B)
高圧炉心注水系ポンプ
(C)

原子炉建屋

残留熱除去系ポンプ(A)

原子炉建屋

残留熱除去系封水ポン
プ(A)

原子炉建屋

残留熱除去系ポンプ(B)

原子炉建屋

残留熱除去系封水ポン
プ(B)

原子炉建屋

残留熱除去系ポンプ(C)

原子炉建屋

残留熱除去系封水ポン
プ(C)ほう酸水注入系ポンプ(A)
ほう酸水注入系ポンプ
(B)

原子炉建屋
原子炉建屋

内包量
(L)

堰容量
(L)

タービン 32

245

タービン 32
タービン 32

油の種類

タービン 32
タービン 32
タービン 32
タービン 32
タービン 32
ギヤ油
68,150ギヤ油
68,150

名称

耐震ｸﾗｽ

587

原子炉区 域・タービン区
域送排風 機

C

245

587

原子炉区 域・タービン区
域送排風 機

C

178

358

原子炉区 域・タービン区
域送排風 機C

4.7

原子炉区 域・タービン区
域送排風 機C

387

原子炉区 域・タービン区
域送排風 機C

4.7

原子炉区 域・タービン区
域送排風 機C

408

原子炉区 域・タービン区
域送排風 機

C

0.6

4.7

原子炉区 域・タービン区
域送排風 機C

66

185

原子炉区 域・タービン区
域送排風 機C

66

232

原子炉区 域・タービン区
域送排風 機C

403

原子炉区 域・タービン 区
域送排風 機C

海水熱交 換器区 域非 常
用送 風機

S

海水熱交 換器区 域非 常
用送 風機

S

0.6
178
0.6
178

原子炉建屋

原子炉隔離時冷却系
ポンプ

タービン 32380

タービン建屋原子炉補機冷却水系
ポンプ(A)(B)(C)(D)(E)(F)タービン 32

2.8/台

原子炉補機冷却海水系
ポンプ(A)(B)(C)(D)(E)(F)タービン 46

タービン建屋

原子炉建屋
原子炉建屋

制御棒駆動水ポンプ(A)(B)CUW 逆洗水移送ポンプ(A)(B)

原子炉建屋

SPCU ポンプ

原子炉建屋

FPC,CUWF/D プリコート
ポンプ

原子炉建屋

FPC ポンプ(A)(B)

換気設備

48～75
/台
55～11130/台/台
タービン 46

210/台

247/台

原子炉区 域・タービン区
域送排風 機

C

タービン 46

1.45/台6420

原子炉区 域・タービン区
域送排風 機

C

タービン 3219835

原子炉区 域・タービン区
域送排風 機C

24.2

原子炉区 域・タービン区
域送排風 機C

9216

原子炉区 域・タービン区
域送排風 機C
S

タービン 46
タービン 32

0.7
1/台

原子炉建屋

ディーゼル発電機(A)ディーゼル機関用油

2100

23600

非常用デ ィーゼ ル発 電
機電 気品区 域送 排風 機

原子炉建屋

DG(A)燃料油ドレンユニット

ディーゼル機関用油

200

23600

非常用デ ィーゼ ル発 電
機電気品 区域送 排風 機

S

原子炉建屋

DG(A)潤滑油補給タンク

ディーゼル機関用油

1800

23600

非常用デ ィーゼ ル発 電
機電気品 区域送 排風 機

S

原子炉建屋

ディーゼル燃料ディタ
ンク(A)

軽油

18000

20900

非常用デ ィーゼ ル発 電
機電気品 区域送 排風 機

S

9/台

2890

非常用デ ィーゼ ル発 電
機電気品 区域送 排風 機

S

原子炉建屋

往復動型
DG(A)空気圧縮機(1)(2)
コンプレッサー油

原子炉建屋

ディーゼル発電機(B)ディーゼル機関用油

2100

17500

非常用デ ィーゼ ル発 電
機電気品 区域送 排風 機

S

原子炉建屋

DG(B)燃料油ドレンユニット

ディーゼル機関用油

200

17500

非常用デ ィーゼ ル発 電
機電気品 区域送 排風 機

S

原子炉建屋

DG(B)潤滑油補給タンク

ディーゼル機関用油

1800

17500

非常用デ ィーゼ ル発 電
機電気品 区域送 排風 機

S

原子炉建屋

ディーゼル燃料ディタ
ンク(B)

軽油

18000

19200

非常用デ ィーゼ ル発電
機電気品 区域送 排風 機

S

- 1-添付 2-3 -

建屋

機器名

原子炉建屋

油の種類

内包量
(L)

堰容量
(L)

9/台

名称

耐震ｸﾗｽ

3636

非常用デ ィーゼ ル発 電
機電気品 区域送 排風 機

S

往復動型
DG(B)空気圧縮機(1)(2)

換気設備

コンプレッサー油
原子炉建屋

ディーゼル発電機(C)ディーゼル機関用油

2100

22800

非常用デ ィーゼ ル発 電
機電気品 区域送 排風 機

S

原子炉建屋

DG(C)燃料油ドレンユニット

ディーゼル機関用油

200

22800

非常用デ ィーゼ ル発 電
機電気品 区域送 排風 機

S

原子炉建屋

DG(C)潤滑油補給タンク

ディーゼル機関用油

1800

22800

非常用デ ィーゼ ル発 電
機電気品 区域送 排風 機

S

原子炉建屋

ディーゼル燃料ディタ
ンク(C)

軽油

18000

19500

非常用デ ィーゼ ル発 電
機電気品 区域送 排風 機

S

9/台

1581

非常用デ ィーゼ ル発 電
機電気品 区域送 排風 機

S

タービン 32

1.7/台

32200

原子炉区 域・タービン区
域送排風 機C

ギヤ油 460.76933

原子炉区 域・タービン区
域送排風 機

C

タービン 2236933

原子炉区 域・タービン区
域送排風 機

C

タービン 46

14/台

6933

原子炉区 域・タービン区
域送排風 機

C
C

原子炉建屋

往復動型
DG(C)空気圧縮機(1)(2)
コンプレッサー油

原子炉建屋
原子炉建屋
原子炉建屋
原子炉建屋

HWH 温水ループポンプ(A)(B)
SGTS 活性炭充填排出装置ブロアユニット
SGTS 活性炭充填排出装
置分離器ユニット
非常用ガス処理系排風機(A)(B)

タービン建屋

TCW ポンプ(A)(B)(C)タービン 32

5.9/台

70544

原子炉区 域・タービン区
域送排風 機タービン建屋

電解鉄イオン供給ポンプ

タービン 32

0.5

55650

原子炉区 域・タービン区
域送排風 機C

タービン建屋CD 再循環ポンプ

タービン 320.7

1779

原子炉区 域・タービン区
域送排風 機C

タービン建屋CF 逆洗水移送ポンプ(A)(B)
タービン駆動原子炉給水ポンプ
電動機駆動原子炉給水ポンプ(A)(B)
低圧復水ポンプ(A)(B)(C)
高圧復水ポンプ(A)(B)(C)

タービン 46

1.45/台3090

原子炉区 域・タービン区
域送排風 機

C

タービン 32

15200

182455

原子炉区 域・タービン区
域送排風 機

C

タービン 32

1100/台7515

原子炉区 域・タービン区
域送排風 機

C

タービン 321020

255737

原子炉区 域・タービン区
域送排風 機

C

タービン 32

1470

20951

原子炉区 域・タービン区
域送排風 機C

タービン建屋
タービン建屋
タービン建屋
タービン建屋
タービン建屋

高圧ヒータードレン
ポンプ(A)(B)(C)タービン 32

753

58000

原子炉区 域・タービン区
域送排風 機C

タービン建屋

低圧ヒータードレン
ポンプ(A)(B)(C)タービン 32271180

原子炉区 域・タービン区
域送排風 機C

タービン建屋

復水再回収ポンプ

タービン 46

0.75

3450

原子炉区 域・タービン区
域送排風 機C

タービン建屋IA 除湿装置ユニット(A)(B)
IA 空気圧縮機ユニット(A)(B)
SA 空気圧縮機ユニット(A)(B)
復水器真空ポンプ用封水ポンプ

フェアコール A68

11/台

フェアコール A68

48/台

23075

原子炉区 域・タービン区
域送排風 機C

フェアコール A68

48/台

タービン 460.58

104832

原子炉区 域・タービン区
域送排風 機C

31800

原子炉区 域・タービン区
域送排風 機C

110

原子炉区 域・タービン区
域送排風 機C2862/台原子炉区 域・タービン区
域送排風 機C

7

原子炉区 域・タービン区
域送排風 機C

タービン建屋
タービン建屋
タービン建屋
タービン建屋

タービン主油タンク

タービン建屋

主油フラッシングポン
プ
主タービン油冷却器(A)(B)
主タービンオーバーフ
ローサイトタービン

タービン建屋
タービン建屋

タービン 3288880- 1-添付 2-4 -

建屋

機器名

油の種類

内包量
(L)

堰容量
(L)

4980

タービン建屋

発電機密封油制御装置

タービン建屋

油清浄機

タービン建屋タービンろ過ポンプ

タービン建屋

RFP-T 主油タンク(A)タービン建屋

RFP-T 油移送ポンプ(A)1

タービン建屋

RFP-T 補助油タンク(A)140

タービン建屋

RFP-T 主油タンク(B)7600

タービン建屋

RFP-T 油移送ポンプ(B)

タービン建屋

RFP-T 補助油タンク(B)

タービン建屋EHC 制御油圧ユニット

ファイヤクエル3000

タービン建屋

油受けタンクタービン 32

98000

タービン建屋

油移送ポンプタービン 323

タービン建屋

制御油貯油タンクユニ
ット

ファイヤクエル762

タービン建屋EHC 冷却水回収ポンプ

タービン 461.05

タービン建屋

オイルフラッシング用
フィルタ

タービン 3272

タービン建屋

TSW ポンプ(A)(B)(C)タービン 465.9/台

タービン建屋

循環水ポンプ(A)タービン 461500

タービン建屋

循環水ポンプ(B)タービン 461500

タービン建屋

循環水ポンプ(C)タービン 461500

タービン建屋

排ガスブロア

オイル RO682.6

タービン建屋発電機軸受空気抽出槽

タービン 32

1800

タービン 32

換気設備
名称

耐震ｸﾗｽ

6992

原子炉区 域・ター ビン 区
域送排風 機C

111678原子炉区 域・タービン区
域送排風 機C118921

原子炉区 域・タービン区
域送排風 機C294960原子炉区 域・タービン区
域送排風 機C

8658

原子炉区 域・タービン区
域送排風 機C

38322

原子炉区 域・タービン区
域送排風 機C

3521

原子炉区 域・タービン区
域送排風 機C

6885

原子炉区 域・タービン区
域送排風 機C

8000

タービン建屋

タービン 32

7600

タービン 321
140

発電機密封油制御装置
拡大槽

タービン 32180

HECW 冷凍機(A)(C)

タービン 68

80/台

5775

C/B 計 測 制 御 電 源 盤 区
域送排風 機S

HECW ポンプ(A)(C)

タービン 46

1.75/台5775

C/B 計 測 制 御 電 源 盤 区
域送排風 機S

HECW 冷凍機(B)(D)タービン 68

80/台

7125

C/B 計 測 制 御 電 源 盤 区
域送排風機

S

HECW ポンプ(B)(D)タービン 46

1.75/台7125

C/B 計 測 制 御 電 源 盤 区
域送排風 機

S

タービン 68

180/台

RW 電気品 区域送排風 機

S

RW 電気品 区域送排風 機

S

廃棄物処理建屋送排風機Cコントロール建屋
コントロール建屋
コントロール建屋
コントロール建屋
廃棄物処理建屋
廃棄物処理建屋
廃棄物処理建屋

HNCW 冷凍機(A)(B)(C)(D)(E)
HNCW ポンプ(A)(B)(C)(D)(E)
MUWC ポンプ(A)(B)(C)

96897
タービン 46

2.15/台タービン 32

1.5/台- 1-添付 2-5 -

18

建屋

機器名

油の種類

内包量
(L)

堰容量
(L)

換気設備
名称

耐震ｸﾗｽ

廃棄物処理建屋

RIP-MG セット(A)(B)

タービン 46

2000/台31324

MG セット 室送風機

C

廃棄物処理建屋

LCW 収集ポンプ(A)(B)

タービン 46

1.75/台9990

廃棄物処理建屋送排風機

C

廃棄物処理建屋

LCW サンプルポンプ(A)(B)

3520

廃棄物処理建屋送排風
機

C

5110

廃棄物処理建屋送排風
機

C

12370

廃棄物処理建屋送排風
機

C

1500

廃棄物処理建屋送排風機

C1.45/台2700

廃棄物処理建屋送排風
機

C

3.3/台

400

廃棄物処理建屋送排風
機

C

3.5/台

370

廃棄物処理建屋送排風機

C

廃棄物処理建屋

LCW 通水ポンプ(A)(B)

廃棄物処理建屋HCW 収集ポンプ(A)(B)(C)

タービン 46
タービン 46
タービン 46

1.45/台1.05/台2.05/台

廃棄物処理建屋

HCW 蒸留水ポンプ

廃棄物処理建屋HCW サンプルポンプ(A)(B)HCW 中和装置苛性ソーダ
ポンプ(A)(B)HCW 中和装置硫酸ポンプ(A)(B)NKS オイル＃6100
NKS オイル＃2000
NKS オイル＃6100
NKS オイル＃2000

廃棄物処理建屋

HSD 収集ポンプ(A)(B)

タービン 46

2.05/台3350

廃棄物処理建屋送排風機

C

廃棄物処理建屋

CUW 粉末樹脂沈降分離槽
デカントポンプ(A)(B)
使用済樹脂槽デカント
ポンプ(A)(B)

タービン 46

1.05/台6040

廃棄物処理建屋送排風機

C

タービン 46

1.05/台2010

廃棄物処理建屋送排風機

C

廃棄物処理建屋
廃棄物処理建屋

廃棄物処理建屋

タービン 46
タービン 461.05

廃棄物処理建屋

スラッジ移送ポンプ

タービン 46

1.45

5790

廃棄物処理建屋送排風機

C

廃棄物処理建屋

濃縮廃液ポンプ(A)(B)

タービン 46

1.75/台6510

廃棄物処理建屋送排風機

C

廃棄物処理建屋

CONW シール水ポンプ(A)(B)
凝縮水回収設備凝縮水移送ポンプ(A)(B)

タービン 46

1.45/台3110

廃棄物処理建屋送排風機

C

タービン 46

1.05/台79900

RW 電気品 区域送排風 機

S

廃棄物処理建屋- 1-添付 2-6 -表２

火災区域内の油内包機器と堰の容量（７号炉）

建屋

機器名

原子炉建屋

高圧炉心注水系ポンプ(B)
高圧炉心注水系ポンプ
(C)

原子炉建屋

内包量
(L)

堰容量
(L)

タービン 46420

タービン 46

油の種類

換気設備
名称

耐震ｸﾗｽ

872

原子炉区 域・ター ビン 区
域送排風 機

C

420

880

原子炉区 域・ター ビン 区
域送排風 機

C

原子炉建屋

残留熱除去系ポンプ(A)タービン 46,68

210

465

原子炉区 域・ター ビン 区
域送排風 機

C

原子炉建屋

残留熱除去系封水ポンプ(A)

タービン 46

0.85

20070

原子炉区 域・ター ビン 区
域送排風 機

C

原子炉建屋

残留熱除去系ポンプ(B)タービン 46,68

210

478

原子炉区 域・ター ビン 区
域送排風 機

C

原子炉建屋

残留熱除去系封水ポンプ(B)

タービン 46

0.85

15825

原子炉区 域・ター ビン 区
域送排風 機

C

原子炉建屋

残留熱除去系ポンプ(C)タービン 46,68

210

465

原子炉区 域・ター ビン 区
域送排風 機

C

原子炉建屋

残留熱除去系封水ポンプ(C)
ほう酸水注入系ポンプ(A)
ほう酸水注入系ポンプ(B)
原子炉隔離時冷却系ポンプ

タービン 46

0.85

16128

原子炉区 域・ター ビン 区
域送排風 機C

ギヤ油 68,150

66

106

原子炉区 域・ター ビン 区
域送排風 機C

ギヤ油 68,150

66

135

原子炉区 域・ター ビン 区
域送排風 機

C

タービン 32245

325

原子炉区 域・ター ビン 区
域送排風 機

C

タービン 32

5.9/台

34～43
/台

海水熱交 換器区 域非 常用送風機

Sタービン 4660/台

90～164/台

海水熱交 換器区 域非 常用送風機

Sタービン 32

220/台

419/台

原子炉区 域・ター ビン 区
域送排風 機

C

タービン 46

1.45/台6350

原子炉区 域・ター ビン 区
域送排風 機

C

原子炉建屋
原子炉建屋
原子炉建屋
タービン建屋
タービン建屋
原子炉建屋
原子炉建屋

原子炉補機冷却水系ポンプ(A)(B)(C)(D)(E)(F)
原子炉補機冷却海水系ポンプ(A)(B)(C)(D)(E)(F)
制御棒駆動水ポンプ(A)(B)CUW 逆洗水移送ポンプ(A)(B)

原子炉建屋

SPCU ポンプ

タービン 3231748

原子炉区 域・ター ビン 区
域送排風 機C

原子炉建屋

CUW プリコートポンプ

タービン 462.15

3.6

原子炉区 域・ター ビン 区
域送排風機

C

原子炉建屋

FPC ポンプ(A)(B)

タービン 32

3/台7289

原子炉区 域・ター ビン 区
域送排風 機C
S

原子炉建屋

ディーゼル発電機(A)ディーゼル機関用油

2100

21400

非常用デ ィーゼ ル発 電
機電気品 区域送 排風 機

原子炉建屋

DG(A)潤滑油補給タンク

ディーゼル機関用油

1800

21400

非常用デ ィーゼ ル発 電
機電気品 区域送 排風 機

S

原子炉建屋

DG(A)燃料油ドレンユニット
ディーゼル燃料
ディタンク(A)ディーゼル機関用油

184

21400

非常用デ ィーゼ ル発 電
機電気品 区域送 排風 機

S

軽油

18000

22000

非常用デ ィーゼ ル発 電
機電気品 区域送 排風 機

S

原子炉建屋
原子炉建屋

DG(A)空気圧縮機(1)(2)

往復動型
コンプレッサー油914300

非常用デ ィーゼ ル発 電
機電気品 区域送 排風 機

S

原子炉建屋

ディーゼル発電機(B)ディーゼル機関用油

2100

24000

非常用デ ィーゼ ル発 電
機電気品 区域送 排風 機

S
S

原子炉建屋

DG(B)潤滑油補給タンク

原子炉建屋

DG(B)燃料油ドレンユニット
ディーゼル燃料
ディタンク(B)

原子炉建屋

ディーゼル機関用油

1800

24000

非常用デ ィーゼ ル発 電
機電気品 区域送 排風 機

ディーゼル機関用油

184

24000

非常用デ ィーゼ ル発 電
機電気品 区域送 排風 機

S

軽油

18000

24100

非常用デ ィーゼ ル発 電
機電気品 区域送 排風 機

S

原子炉建屋

DG(B)空気圧縮機(1)(2)

往復動型
コンプレッサー油

99000

非常用デ ィーゼ ル発 電
機電気品 区域送 排風 機

S

原子炉建屋

ディーゼル発電機(C)ディーゼル機関用油

2100

23100

非常用デ ィーゼ ル発 電
機電気品 区域送 排風 機

S

- 1-添付 2-7 -

建屋

機器名

原子炉建屋

DG(C)潤滑油補給タンク

原子炉建屋

DG(C)燃料油ドレンユニット
ディーゼル燃料
ディタンク(C)

原子炉建屋
原子炉建屋

油の種類

内包量
(L)

堰容量
(L)

換気設備
名称

耐震ｸﾗｽ
S

ディーゼル機関用油

1800

23100

非常用デ ィーゼ ル発 電
機電気品 区域送 排風 機

ディーゼル機関用油

184

23100

非常用デ ィーゼ ル発 電
機電気品 区域送 排風 機

S

軽油

18000

21700

非常用デ ィーゼ ル発 電
機電気品 区域送 排風 機

S

9/台

3100

非常用デ ィーゼ ル発 電
機電気品 区域送排風 機

S

往復動型
DG(C)空気圧縮機(1)(2)
コンプレッサー油

原子炉建屋

HWH 温水ループポンプ(A)(B)

タービン 46

2.05/台8500

原子炉区 域・ター ビン 区
域送排風 機C

タービン建屋

タービン駆動原子炉給水ポンプ(A)(B)

タービン 3213580

389000原子炉区 域・ター ビン 区
域送排風 機C

タービン建屋

電動機駆動原子炉給水ポンプ(A)(B)

タービン 32

2800

13684

原子炉区 域・ター ビン 区
域送排風 機C

タービン建屋

低圧復水ポンプ(A)(B)(C)

タービン 46

435

179550原子炉区 域・タービン 区
域送排風 機C

タービン建屋高圧復水ポンプ(A)(B)(C)

タービン 32

1260

18663

原子炉区 域・ター ビン 区
域送排風 機C

タービン建屋

高圧ヒータードレン
ポンプ(A)(B)(C)タービン 32

1050

42819

原子炉区 域・ター ビン 区
域送排風 機C

タービン建屋

低圧ヒータードレン
ポンプ(A)(B)(C)タービン 32

14.4

242490原子炉区 域・ター ビン 区
域送排風 機C

タービン建屋

復水再回収ポンプ

タービン 320.8153443

原子炉区 域・ター ビン 区
域送排風 機C

タービン建屋CF 逆洗水移送ポンプ(A)(B)

6550

原子炉区 域・ター ビン 区
域送排風 機C

タービン建屋

タービン主油タンク

83500

原子炉区 域・ター ビン 区
域送排風 機

C

タービン 46

1.75/台
58000

タービン 32
タービン建屋

主油フラッシングポンプ

100

タービン建屋

油清浄機

8000

タービン建屋タービンろ過ポンプ

タービン 321.5

原子炉区 域・ター ビン 区
域送排風 機44392

原子炉区 域・ター ビン 区
域送排風 機タービン建屋

油フラッシングフィルタ

80

原子炉区 域・ター ビン 区
域送排風 機タービン建屋

RFP-T 主油タンク(A)6790

原子炉区 域・ター ビン 区
域送排風 機タービン建屋

給水ポンプタービン油移送ポンプ(A)

タービン建屋

RFP-T 補助油タンク(A)160

原子炉区 域・ター ビン 区
域送排風 機タービン建屋

RFP-T 主油タンク(B)6790

原子炉区 域・ター ビン 区
域送排風 機タービン建屋

給水ポンプタービン油移送ポンプ(B)

タービン建屋

RFP-T 補助油タンク(B)

タービン建屋EHC 制御油圧ユニット

タービン 32

タービン 320.5

0.5

EHC 高圧油圧ユニット

タービン建屋EHC 冷却水回収ポンプ

タービン建屋

油受けタンク(A)(B)

1206803800

タービン 321

油移送ポンプ

タービン建屋

復水器真空ポンプ用封水
ポンプ

5703

98000
1211003タービン 32

0.58- 1-添付 2-8 -原子炉区 域・ター ビン 区
域送排風 機原子炉区 域・ター ビン 区
域送排風 機C

C

原子炉区 域・ター ビン 区
域送排風 機3800

タービン 32
タービン建屋

113120160
ファイヤクエル

タービン建屋

154480C

208471

原子炉区 域・ター ビン 区
域送排風 機原子炉区 域・ター ビン 区
域送排風 機原子炉区 域・ター ビン 区
域送排風 機原子炉区 域・ター ビン 区
域送排風 機原子炉区 域・ター ビン 区
域送排風 機原子炉区 域・ター ビン 区
域送排風 機

C
C
C

C

建屋

機器名

油の種類

内包量
(L)

名称

耐震ｸﾗｽ
C

原子炉区 域・ター ビン 区
域送排風 機C

1/台原子炉区 域・ター ビン 区
域送排風 機CC

SA 空気圧縮機(A)(B)

フェアコール 68

35/台

タービン建屋IA 空気圧縮機(A)(B)

フェアコール 68

35/台

IA 除湿装置(A)(B)

フェアコール 68

換気設備

原子炉区 域・ター ビン 区
域送排風 機タービン建屋

タービン建屋

堰容量
(L)

32441

タービン建屋

密封油制御装置

タービン 32

3000

7248

原子炉区 域・ター ビン 区
域送排風 機タービン建屋

TCW ポンプ(A)(B)(C)タービン 32

9/台

61887

原子炉区 域・ター ビン 区
域送排風 機C

80325

原子炉区 域・ター ビン 区
域送排風 機

C

23115

原子炉区 域・ター ビン 区
域送排風 機C

タービン建屋鉄イオン海水供給ポンプ

タービン 32

0.5

タービン建屋

TSW ポンプ(A)(B)(C)タービン 46

31/台

タービン建屋

循環水ポンプ(A)タービン 461300

原子炉区 域・ター ビン 区
域送排風 機C

原子炉区 域・ター ビン 区
域送排風 機C

原子炉区 域・ター ビン 区
域送排風 機C

タービン建屋

循環水ポンプ(B)タービン 461300

タービン建屋

循環水ポンプ(C)タービン 46

1300

HECW 冷凍機(A)(C)

ターボ冷凍機油 68

160/台

7125

C/B 計 測制 御 電源 盤区 域
送排 風機

S

HECW 冷凍機(B)(D)

ターボ冷凍機油 68

160/台

10725

C/B 計 測制 御 電源 盤区 域
送排風機

S

HECW ポンプ(A)(C)

タービン 46

1.45/台7125

C/B 計 測制 御 電源 盤区 域
送排風機

S

HECW ポンプ(B)(D)タービン 46

1.45/台10725

C/B 計 測制 御 電源 盤区 域
送排風機

S

HNCW 冷凍機(A)(B)(C)(D)

ターボ冷凍機油 46

180/台

RW 電気品 区域送排 風 機

S

RW 電気品 区域送排風 機

S

36635

コントロール建屋
コントロール建屋
コントロール建屋
コントロール建屋
廃棄物処理建屋

81125
廃棄物処理建屋

HNCW ポンプ(A)(B)(C)(D)タービン 46

2.15/台

廃棄物処理建屋

HNCW 補助冷凍機

ターボ冷凍機油 46

180

S
18574

RW 電気品 区域送排風 機

廃棄物処理建屋

HNCW 補助ポンプ

タービン 462.15

廃棄物処理建屋MUWC ポンプ(A)(B)(C)タービン 46

1/台

24/台

廃棄物処理建屋送排風機

C

廃棄物処理建屋

RIP-MG セット(A)(B)

タービン 32

1500/台42681

MG セッ ト 室送 風機

C- 1-添付 2-9 -S

原子炉隔離時冷却系ポンプ堰

図１：堰の設置状況- 1-添付 2-10 -添付資料３

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における難燃ケーブルの使用について

添付資料３

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における難燃ケーブルの使用について
1．はじめに
柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉において，「 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」（以下，「火災防護に係る審査基準」という。）の要求に基づき，「安全機能を有する機器等」に使用するケーブルについて，調査結果を以下に示す。
2．難燃ケーブルの要求事項「火災防護に係る審査基準」における難燃ケーブルの要求事項を以下に示す。

2.1 火災発生防止
2.1.2 安全機能を有する構築物、系統及び機器は、以下の各号に掲げるとおり、不燃性材
料又は難燃性材料を使用した設計であること。ただし、当該構築物、系統及び機器の材料が、不燃性材料又は難燃性材料と同等以上の性能を有するもの（以下「代替材料」という。）である場合、もしくは、当該構築物、系統及び機器の機能を確保するために必要な代替材料の使用が技術上困難な場合であって、当該構築物、系統及び機器における火災に起因して他の安全機能を有する構築物、系統及び機器において火災が発生することを防止するための措置が講じられている場合は、
この限りではない。
(3) ケーブルは難燃ケーブルを使用すること。
（参考）「当該構築物、系統及び機器の機能を確保するために必要な代替材料の使用が技術上困難な場合であって、当該構築物、系統及び機器における火災に起因して他の安全機能を有する構築物、系統及び機器において火災が発生することを防止するための措置が講じられている場合」とは、ポンプ、弁等の駆動部の潤滑油、機器躯体内部に設置される
電気配線、不燃材料の表面に塗布されるコーティング剤等、当該材料が発火した場合においても、他の構築物、系統又は機器において火災を生じさせるおそれが小さい場合をいう。

- 1-添付 3-1 -(3)難燃ケーブルについて使用するケーブルについて、「火災により着火し難く、著しい燃焼をせず、また、加熱源を除去した場合はその燃焼部が広がらない性質」を有していることが、延焼性及び自己消火性の実証試験により示されていること。
（実証試験の例）
・自己消火性の実証試験･･･UL 垂直燃焼試験
・延焼性の実証試験･･･IEEE383 または IEEE1202

3．難燃ケーブルの使用対象箇所及び確認方法
従来から，安全機能を有する機器等には実用上可能な限り難燃ケーブルの使用を要求してきている。
「火災防護に係る審査基準」では，難燃ケーブルの使用にあたり，自己消火性の実証試験（UL 垂直燃焼試験）等による確認が追加されたことから，以下のフローに基づき対象箇所を選定し，ケーブル使用状況及び試験状況について調査，確認を行った。
なお，ケーブルの試験方法及び試験結果については，資料４「安全機能を有する機器に使用するケーブルの難燃性について」に示す。

- 1-添付 3-2 -「原子炉の安全停止に必要な機器」
or「放射性物質貯蔵等の機器」

No

対象外

Yes

絶縁体・シースの組合せ毎にリスト化｢要求試験合格品か｣・UL 垂直燃焼試験
・IEEE383 or IEEE1202

No「代替材料の使用が技術上」
困難か」

Yes

No

Yes

「他の安全機能を有する
機器等に対して，火災の発生を防止するための措置を講じているか」

No

Yes

①「使用可」
難燃ケーブル②「使用可」
難燃同等ケーブル- 1-添付 3-3 -「使用不可」
ケーブル取替4．ケーブルの難燃性適合状況
安全機能を有する機器等に使用するケーブルについて，絶縁体とシースの組
合せ毎にリスト化を行い，それぞれについて調査を行った。表 1 にケーブルの難燃性適合状況を示す。
表 1：ケーブルの難燃性適合状況

区分

No.
1

高圧
ケーブル

架橋
ポリエチレン架橋
ポリエチレン

シース

UL 垂直
燃焼試験

IEEE383
orIEEE1202

フロー
結果

難燃ビニル

○

○

①

○

○

①

○

○

①

○

○

①

○

○

①

○

○

①

○ ※2

○

①

○

○

①

6

難燃 EP ゴム7

ノンハロゲン
難燃 EP ゴム

難燃特殊
耐熱ビニル
難燃クロロ
プレンゴム
難燃特殊
耐熱ビニル
難燃架橋
ポリエチレン難燃クロロ
プレンゴム
ノンハロゲン難燃
架橋ポリエチレン

8

シリコンゴム

ガラス編組

2
3
4
5

低圧
ケーブル

絶縁体

EP ゴム
難燃架橋
ポリエチレン
難燃架橋
ポリエチレン

難燃特殊
○
○
①
耐熱ビニル
難燃クロロ
10
ETFE ※1○○①
プレンゴム
耐放射線性架橋
難燃架橋
11
○
―
②
ポリエチレン
ポリエチレン
耐放射線性架橋
難燃特殊
12
○
―
②
ポリエチレン
耐熱ビニル
耐放射線性架橋
難燃架橋
13
○
―
②
発泡ポリエチレン
ポリエチレン
同軸ケーブル
耐放射線性架橋 ノンハロゲン難燃○
14○①
発泡ポリエチレン 架橋ポリエチレン
架橋
難燃架橋
○
15
○
①
ポリエチレン
ポリエチレン
架橋
難燃特殊
○
16
○
①
ポリエチレン
耐熱ビニル
難燃特殊
17
FRP ※3
○
○
①
耐熱ビニル
光ファイバ
ケーブル
難燃特殊
18
難燃 FRP ※3
○
○
①
耐熱ビニル
※ 1：四フッ化エチレン・エチレン共重合樹脂※ 2：絶縁体については UL 垂直燃焼試験と同等の試験内容である ICEA 垂直燃焼試験に合格していること，シースについては UL 垂直燃焼試験に合格した No.14 と同じであることから，UL
垂直燃焼試験に合格したものと同等と考える。
※ 3：光ファイバケーブルには絶縁体がないため，中央支持材を記載
9

ETFE ※1- 1-添付 3-4 -添付資料４

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における不燃性又は難燃性の換気フィルタの使用状況について添付資料４

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における不燃性又は難燃性の換気フィルタの使用状況について【６号炉】
換気空調装置
非常用ガス処理系
高圧炉心注水ポンプ室空調機
残留熱除去系ポンプ室空調機
非常用ディーゼル発電機
電気品区域給気処理装置・
非常用給気処理装置
コントロール建屋計測制御
電源盤区域給気処理装置
常用電気品室区域給気処理装置（125V 蓄電池 6A 室のみ）
熱交換器エリア
非常用給気処置装置
中央制御室再循環系

フィルタ種類（チャコールフィルタ
以外）
プレフィルタHEPA フィルタ
給気フィルタ
給気フィルタ

材質

性能

ガラス繊維
ガラス繊維
不織布
不織布

難燃性
難燃性
難燃性
難燃性

給気フィルタ

ガラス繊維

難燃性

給気フィルタ

ガラス繊維

難燃性

給気フィルタ

ガラス繊維

難燃性

給気フィルタ

ガラス繊維

難燃性

プレフィルタHEPA フィルタ

ガラス繊維
ガラス繊維

難燃性
難燃性

【７号炉】
換気空調装置
非常用ガス処理系
高圧炉心注水ポンプ室空調機
残留熱除去系ポンプ室空調機
非常用ディーゼル発電機
電気品区域給気処理装置・
非常用給気処理装置
コントロール建屋計測制御
電源盤給気処理装置
熱交換器エリア
非常用給気処置装置
中央制御室再循環系

フィルタ種類（チャコールフィルタ
以外）
プレフィルタHEPA フィルタ
給気フィルタ
給気フィルタ

材質

性能

ガラス繊維
ガラス繊維
不織布
不織布

難燃性
難燃性
難燃性
難燃性

給気フィルタ

ガラス繊維

難燃性

給気フィルタ

ガラス繊維

難燃性

給気フィルタ

ガラス繊維

難燃性

プレフィルタHEPA フィルタ

ガラス繊維
ガラス繊維

難燃性
難燃性

- 1-添付 4-1 -添付資料５

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における保温材の使用状況について

添付資料５

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における保温材の使用状況について
1．はじめに
柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉において，「 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」（以下，「火災防護に係る審査基準」という。）の要求に基づき，「安全機能を有する機器等」に使用する保温材について，
不燃性材料又は難燃性材料の使用状況を確認した結果を示す。
2．要求事項
保温材については，「 火災防護に係る審査基準」の「2.1 火災発生防止」の 2.1.2に基づき実施することが要求されている。保温材の要求事項を以下に示す。

2.1.2 安全機能を有する構築物、系統及び機器は、以下の各号に掲げるとおり、
不燃性材料又は難燃性材料を使用した設計であること。ただし、当該構築物、系統及び機器の材料が、不燃性材料又は難燃性材料と同等以上の性能を有するもの（以下「代替材料」という。）である場合、もしくは、
当該構築物、系統及び機器の機能を確保するために必要な代替材料の使用が技術上困難な場合であって、当該構築物、系統及び機器における火災に起因して他の安全機能を有する構築物、系統及び機器において火災が発生することを防止するための措置が講じられている場合は、この限りではない。
(5) 保温材は金属、ロックウール又はグラスウール等、不燃性のものを使用す
ること。
（参考）
「当該構築物、系統及び機器の機能を確保するために必要な代替材料の使用が技術上困難な場合であって、当該構築物、系統及び機器における火災に起因して他の安全機能を有する構築物、系統及び機器において火災が発生することを防止するための措置が講じられている場合」とは、ポンプ、弁等の駆動部の潤滑油、機器躯体内部に設置される電気配線、不燃材料の表面に塗布されるコーティング剤等、当該材料が発火した場合においても、他の構築
物、系統又は機器において火災を生じさせるおそれが小さい場合をいう。

- 1-添付 5-1 -3．保温材の不燃性材料使用状況
安全機能を有する機器等に対する保温材は，「保温設計基準」にて不燃性材料を要求している。
不燃性の保温材は，平成 12 年建設省告示第 1400 号に定められた ※１ もの，又は建築基準法の不燃材料認定品とした。
※１：＜平成 12 年建設省告示第 1400 号（不燃材料を定める件）＞
・建築基準法（昭和 25 年法律第 201 号）第 2 条第九号の規定に基づき，不燃材料を次のように定める。
・建築基準法施行令（昭和 25 年政令第 338 号）第 108 条の 2 各号（建築物の外部の仕上げに用いるものにあっては，同条第一号及び第二号）に掲げる要件を満たしている建築材料は，次に定めるものとする。
一
二
三
四
五
六
七
八
九
十
十一
十二
十三
十四
十五
十六
十七

コンクリート
れんが
瓦
陶磁器質タイル
繊維強化セメント板
厚さが 3mm 以上のガラス繊維混入セメント板
厚さが 5mm 以上の繊維混入ケイ酸カルシウム板
鉄鋼
アルミニウム
金属板
ガラス
モルタル
しっくい
石
厚さが 12mm 以上のせっこうボード（ボード用原紙の厚さが 0.6mm 以下のものに限る。）
ロックウール
グラスウール板

以- 1-添付 5-2 -上添付資料６

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における建屋内装材の不燃性について

添付資料６

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における建屋内装材の不燃性について
1．はじめに
柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉において安全機能を有する機器等を設置する建屋の内装材に対する不燃性材料の使用について示す。
2．要求事項
建屋内装材への不燃性材料の使用は，「 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」（以下，「火災防護に係る審査基準」という。）の「2.1
火災発生防止」の 2.1.2 に基づき実施することが要求されている。
火災防護に係る審査基準の記載を以下に示す。

2.1 火災発生防止
2.1.2 安全機能を有する構築物，系統及び機器は，以下の各号に掲げるとおり，不燃性材
料又は難燃性材料を使用した設計であること。ただし，当該構築物，系統及び機器の材料が，不燃性材料又は難燃性材料と同等以上の性能を有するもの（以下「代替材料」という。）である場合，もしくは，当該構築物，系統及び機器の機能を確保するために必要な代替材料の使用が技術上困難な場合であって，当該構築物，系統及び機器における火災に起因して他の安全機能を有する構築物，系統及び機器において火災が発生することを防止するための措置が講じられている場合は，
この限りではない。
(6) 建屋内装材は，不燃性材料を使用すること。
（参考）「当該構築物，系統及び機器の機能を確保するために必要な代替材料の使用が技術上困難な場合であって，当該構築物，系統及び機器における火災に起因して他の安全機能を有する構築物，系統及び機器において火災が発生することを防止するための措置が講じられている場合」とは，ポンプ，弁等の駆動部の潤滑油，機器躯体内部に設置される
電気配線，不燃材料の表面に塗布されるコーティング剤等，当該材料が発火した場合においても，他の構築物，系統又は機器において火災を生じさせるおそれが小さい場合をいう。

- 1-添付 6-1 -3．建屋内装材における国内規制内容
建物の天井，壁，床に使用される内装材には，出火時の急速な火災拡大を防止するための防火規制が定められている。
火災拡大には，天井材及び壁材の寄与が大きく，床材の寄与は小さいことから，国内規制では下表のとおり「天井材及び壁材」と「床材」で規制内容が異なる。天井材及び壁材については建築基準法により，また，床材については消防法により規制されている。
表 1：規制内容比較
建築基準法

消防法

(第 35 条の２)

(第８条の３)

規制の種類

内装制限

防炎規制

規制の対象

壁材，天井材

床材(じゅうたん等)

不燃材料
規制適合品の分類

準不燃材料

防炎物品

難燃材料
認定(確認)の方法

・試験による大臣認定
・仕様規定

試験による認定

4．建屋内装材の不燃性について「3. 建屋内装材における国内規制内容」を踏まえ，建築基準法における不燃
材料，準不燃材料及び消防法における防炎物品として防火性能を確認できた材料を「不燃性材料」とする。
なお，耐放射線性等の機能要求があり，代替材料の使用が技術上困難な場合
で，不燃材料の表面に塗布されたコーティング剤については，不燃性材料の適用外とする。（審査基準 2.1.2（参考）を参照）
以上より，内装材の不燃性を下記図 1 のフローに基づき確認する。

- 1-添付 6-2 -※1:建築基準法上及び消防法上の認定品
国内規制
認定品※1

非該当

（建築基準法上の仕様規定品含む）※2:不燃材料表面に塗布されたコーティング剤

該当
機能要求
非該当

かつ
不燃基材※2

該当
ﾙｰﾄⅠ
不燃材料

ﾙｰﾄⅡ

ﾙｰﾄⅢ

不燃材料表面のコーティング剤（不燃性材料同等）

その他材料

剥ぎ取り，取替

図 1：内装材の不燃性判定フロー

5．内装材の認定，仕様規定の確認（ルートⅠ）
設計図書及び現地確認により，内装材における防火規制上の認定及び仕様規定への適合を確認した。
なお，中央制御室の床のタイルカーペットは，消防法施行規則第四条の三に基づき，第三者機関において防炎物品の防炎性能試験を実施し，性能を満足したものであり国が登録したものを使用している。

6．不燃基材の仕様確認（ルートⅡ）
ケーブル処理室，計算機用無停電電源装置室等の床のエポキシ系防塵塗装，管理区域内の床のエポキシ樹脂塗料については，旧建設省告示第 1231 号第２試験に基づく難燃性が確認された塗料であることに加え，不燃性材料であるコ
ンクリート表面に塗布することから，審査基準 2.1.2（参考）の「不燃材料の表面に塗布されるコーティング剤等，当該材料が発火した場合においても，他の構築物，系統又は機器において火災を生じさせるおそれが小さい」とされていることより，不燃性材料と同等である。

- 1-添付 6-3 -7．内装材の不燃性判定結果「5.内装材の認定，仕様規定の確認」，「6.不燃基材の仕様確認」より，全ての建屋内装材は不燃性材料又はこれと同等であることを確認した。

表 2：内装材使用状況一覧
号炉

建屋

室名

中央制御室

6/7

コントロール

中央制御室見学者

建屋

ｷﾞｬﾗﾘｰ室

部位

内装仕様

壁

石綿ケイ酸カルシウム板

天井

岩綿吸音板（ロックウール）

床

タイルカーペット壁

コンクリート＋塗装仕上

天井

岩綿吸音板（ロックウール）
コンクリート＋塩ビ系タイル

床(※塩ビ系タイルは消防法で定める防炎性能試験合格のもの)

ｸﾘｰﾝｱｸｾｽ通路

壁

コンクリート＋塗装仕上

天井

岩綿吸音板（ロックウール）

床

コンクリート＋塗装仕上- 1-添付 6-4 -添付資料７

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉におけるディーゼル発電機の二酸化炭素消火設備の作動について添付資料７

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉におけるディーゼル発電機の二酸化炭素消火設備の作動について
1．はじめに
柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉の非常用ディーゼル発電機（以下，「DG」という。）の二酸化炭素消火設備（以下，「CO2 消火設備」という。）は，作業者が入室中に作動しない運用であること，実際に火災が発生した場合は迅速に消火が可能であることを以下のとおり確認した。
2．DG の CO2 消火設備の作動について
DG 室は下記のとおり，入室管理や，入室時に火災が発生した場合の管理を徹底することで、入室中に CO2 が放出しない運用としている。
なお，CO2 消火設備の作動は，消防法に基づき，音響警報後の放出までに 20 秒
以上の遅延装置を設置することが要求されており，当 DG 室においては， CO2 現
場操作箱手動・自動切替スイッチ「自動」位置の場合，火災検出後，23 秒後にCO2 が放出される。
(1) 入室管理
DG 室に入室するためには，DG 室入口の CO2 現場操作箱手動・自動切替スイッチを「自動」より「手動」へ切替え，自動で作動しない状況を確認の上，中央制御室が管理する鍵により入室が可能となる管理を行っている。
(2) 入室時に火災が発生した場合の管理作業者等は火災の状況を確認し，消火器による初期消火，又は CO 2 消火設
備を作動させて消火を行う。後者の場合，DG 室内の全作業者等を退避させ，DG 室扉を閉じ，CO2 現場操作箱手動・自動切替スイッチ「手動」位置を確認
し，CO2 現場操作箱内のボタンを押す。（ボタン押し後，警報が発し，30 秒
後に CO2 放出開始）- 1-添付 7-1 -3．DG 室における火災感知器作動後の対応について
DG 室は上記のとおり入室管理を行っているが，それでも万一室内に作業員等がいた場合の人身安全を考慮し，CO2 消火設備の自動起動については煙感知器
及び熱感知器の両方の動作をもって消火する設計としている。なお，CO2 消火設備の作動は，消防法に基づき，音響警報後の放出までに 20 秒以上の遅延装置を設置することが要求されており，当 DG 室においては， CO2 現場操作箱手動・自動切替スイッチ「自動」位置の場合、火災検出後，23 秒後に CO2 が放出される。
一方で，実際に火災が発生した場合には人身安全を考慮した上で迅速に消火を行うことが必要である。このため，実際の運用として，DG 室で煙感知器または熱感知器の何れか一方が動作した場合には，中央制御室の操作員が現場に急行し状況を確認し，実際に火災が発生しているものの，煙感知器・熱感知器の両方が作動していないこと等によって CO2 消火設備が作動していない場合には，
CO2 現場操作箱手動・自動切替スイッチを「手動」位置として，CO2 現場操作内のボタンを押し，CO2 消火設備を起動する。
なお，操作員が中央制御室から DG 室に急行し CO2 消火設備を起動するまでに要する時間について，中央制御室から最も離れている７号炉 DG(B)室に対して実際に測定したところ約 3 分 30 秒であった。したがって，６号及び７号炉の全ての DG 室について，3 分 30 秒程度で CO2 消火設備を起動可能であることを確認した。また，迅速な消火活動を可能にするため，６号及び７号炉の各 DG
室の消防活動手順を作成し，消火活動訓練を実施する。

- 1-添付 7-2 -表１順路

７号炉 DG(B)室までのアクセスルート
ルート- 1-添付 7-3 -

説明

順路

ルート

- 1-添付 7-4 -

説明

順路

ルート

- 1-添付 7-5 -

説明

順路

ルート

説明

以

- 1-添付 7-6 -上添付資料８柏崎刈羽原子力発電所

６号炉及び７号炉における消火用非常照明器具の配置図

添付資料８柏崎刈羽原子力発電所６号炉及び７号炉における消火用非常照明器具の配置図

1．概 要
建屋内の消火栓，消火設備現場盤の設置場所及び設置場所への経路には，移動及び消火設備の操作を行うため，現場への移動等の時間に加え，消火継続時
間 20 分を考慮して，１時間以上の容量の蓄電池を内蔵する照明器具（以下，「蓄電池内蔵型照明」という。）を設置する。
なお，火災以外の非常時も考慮し 12 時間点灯できる容量の蓄電池内蔵型照明としている。
蓄電池内蔵型照明の配置を以下に示す。

-1-添付 8-1-

- 1-添付8-2 -- 1-添付8-3 -- 1-添付8-4 -- 1-添付8-5 -- 1-添付8-6 -- 1-添付8-7 -- 1-添付8-8 -- 1-添付8-9 -- 1-添付8-10 -- 1-添付8-11 -- 1-添付8-12 -- 1-添付8-13 -- 1-添付8-14 -- 1-添付8-15 -- 1-添付8-16 -- 1-添付8-17 -- 1-添付8-18 -- 1-添付8-19 -- 1-添付8-20 -- 1-添付8-21 -- 1-添付8-22 -- 1-添付8-23 -- 1-添付8-24 -- 1-添付8-25 -- 1-添付8-26 -- 1-添付8-27 -- 1-添付8-28 -- 1-添付8-29 -- 1-添付8-30 -- 1-添付8-31 -- 1-添付8-32 -- 1-添付8-33 -- 1-添付8-34 -- 1-添付8-35 -- 1-添付8-36 -- 1-添付8-37 -- 1-添付8-38 -- 1-添付8-39 -- 1-添付8-40 -- 1-添付8-41 -- 1-添付8-42 -- 1-添付8-43 -- 1-添付8-44 -- 1-添付8-45 -- 1-添付8-46 -蓄電池内蔵型照明

仕様

出力電圧

DC12V （内蔵電池の端子電圧による）

出力電流

DC5A

保護回路

NFB（5A）にて保護

内蔵電池

小型制御弁式鉛蓄電池（保護回路の値による）
PWL12V24（消防法蓄電池設備型式認定品）

非常照明動作時間

付属 LED 照明を 12 時間以上点灯可能

付属 LED 照明仕様

LED 消費電力：15W，LED 輝度：1150lm

入力電圧
内蔵電池充電方式

AC100V±10V
定電圧一定電流充電式

充電電圧

DC13.3V±2％

充電電流

DC4.0A±0.5A-1-添付 8-47-

添付資料９柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における中央制御室の排煙設備について

添付資料９柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における中央制御室の排煙設備について
1．はじめに「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」（以下，「火災防護に係る審査基準」という。）では，中央制御室のような運転員が常駐する火災
区域には，火災発生時の煙を排気するため排煙設備を設置することが要求されていることから，以下のとおり排煙設備を配備する。
2．要求事項
排煙設備の設置は，火災防護に係る審査基準の「2.3 火災の影響軽減」の 2.3.1に基づき実施することが要求されている。
火災防護に係る審査基準の記載を以下に示す。

2.3 火災の影響軽減
2.3.1 安全機能を有する構築物，系統及び機器の重要度に応じ，それらを設置する火災区域
又は火災区画内の火災及び隣接する火災区域又は火災区画における火災による影響に対し，以下の各号に掲げる火災の影響軽減のための対策を講じた設計であること。
(5) 電気ケーブルや引火性液体が密集する火災区域及び中央制御室のような通常運転員が駐在する火災区域では，火災発生時の煙を排気できるように排煙設備を設置すること。
なお，排気に伴い放射性物質の環境への放出を抑制する必要が生じた場合には，排気を停止できる設計であること。

－

1-添付 9-1－

3．排煙設備
中央制御室の煙を排気するため，消防法施行令等に準じて排煙設備を配備する。
以下に排煙設備の仕様を示す。
(1) 排煙容量
中央制御室の排煙設備は，「建築基準法施行令第百二十六条の三」に準じて，以下の排煙容量とする。
排煙容量：950m3/min
中央制御室床面積：430.5m2（防煙区画のうち床面積最大部）
建築基準法における排煙容量の算出
中央制御室防煙区画数：13 区画
最大区画床面積：430.5m2
排煙量：最大区画床面積×2m3＝430.5×2＝861m3/min【建築基準法の要求排煙容量】
120m3/min 以上で，かつ，防煙区画部分の床面積 1m2 につき 1m3（2 以上の防煙区画部分に関わる排煙機にあっては，当該防煙区画部分のうち床面積の最大のものの床面積 1m2 につき 2m3）(2) 排煙設備の使用材料
排煙設備の排煙機及びダクトは，火災時における高温の煙の排気も考慮して以下の材料を使用する。
・排煙機：鋼製
・ダクト：亜鉛鉄板(3) 起動装置
排煙設備の起動設備は，排煙設備の運転状況を確認するため，排煙設備近傍に手動起動装置を設置する。
(4) 電源排煙設備の電源は，外部電源喪失を考慮し，非常用電源より供給する。

－

1-添付 9-2－

添付資料 10

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における新燃料貯蔵庫未臨界性評価について

添付資料 10

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における新燃料貯蔵庫未臨界性評価について
1．燃料貯蔵上の基準
新燃料貯蔵ラックに燃料を貯蔵する場合，燃料貯蔵上の未臨界性は貯蔵燃料間の距離を確保すること及びステンレス鋼の中性子吸収効果によって保たれる。
燃料貯蔵施設は臨界未満であることが基準である。ここでは設計上の基準として，想定される厳しい状態において実効増倍率（ｋ ｅ ｆ ｆ ）は，0.95 以下とする。
なお，新燃料貯蔵ラックにおいて想定される厳しい状態は以下とする。
想定される厳しい状態
新燃料貯蔵ラック・冠水（水温 65℃）
・燃料要素がラック内で接近した状態

また，燃料貯蔵ラックの製造公差を考慮し，最も結果が厳しくなる状態で評価する。

2．解析方法
新燃料貯蔵庫に対する未臨界性の評価方法は，燃料要素及び貯蔵ラックを図１
及び図２に示す二次元計算セルで代表させ，二次元３群拡散コード（ＰＤＱ相当）を用いて無限増倍率ｋ ∞ 及び中性子移動面積Ｍ ２ を求める。解析では，貯蔵燃料間の距離とステンレス鋼の中性子吸収の効果が考慮されている。
次に，新燃料貯蔵庫全体の実効増倍率ｋ ｅｆ ｆ は，貯蔵庫の形状から幾何学的バ
ックリングＢｑ ２ を求め，次式により計算する。

ｋ ｅｆｆ ＝ｋ∞
１＋Ｍ ２ Ｂｑ ２

- 1-添付 10-1 -なお，二次元３群拡散コードに使用する燃料要素，冷却材，構造材等の核定数
は，核定数計算コード（ＧＡＭ，ＴＨＥＲＭＯＳ相当）より求まる高速，中速，
熱群の中性子スペクトラムを基に計算する。
また，計算に用いる燃料集合体の炉心内装荷状態での無限増倍率は，取替燃料を含む現設計燃料集合体の新燃料を貯蔵しても十分安全側の評価を得るように１．
３０を仮定する。

3．評価結果
計算結果は次のとおりである。
想定される厳しい状態
６号炉

新燃料貯蔵ラックｋ ｅｆｆ ＝0.92

７号炉

新燃料貯蔵ラックｋ ｅｆｆ ＝0.89以上の計算は実際より厳しい条件で行ったものである。
すなわち，新燃料集合体の中性子無限増倍率は 1.30 と仮定しているが，実際の燃料は 1.30 以下である。
なお，新燃料貯蔵庫には，ドレン抜きが設けられており，実際に水がたまるこ
とはない。

4．結論
新燃料貯蔵ラックは上記の結果を維持出来る頑丈な構造となっており，安全側の仮定で行った計算結果と合わせて考えると，未臨界性に対して十分な余裕があると考えられる。

- 1-添付 10-2 -

215

168.3
151
5.0
燃料要素

SUS304 角管

27
2 次元計算セル

図１：６号炉新燃料貯蔵ラック寸法図（単位：mm）- 1-添付 10-3 -

210
210
角管（SUS304TKA）

46

6.0

6.0

152

燃料集合体
152

4.5

：燃料集合体46

6.0：二次元計算セル

168.5

図２：７号炉新燃料貯蔵ラック寸法図（単位：mm）- 1-添付 10-4 -参考資料１

柏崎刈羽原子力発電所

6 号及び 7 号炉における潤滑油及び燃料油の引火点，室内温度及び機器運転時の温度について参考資料１

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における潤滑油及び燃料油の引火点，室内温度及び機器運転時の温度について
1．はじめに火災区域内に設置する油内包設備に使用している潤滑油及び燃料油は，その引火点が油内包機器を設置する室内よりも十分高く，機器運転時の温度よりも高いため，可燃性蒸気とならないことを以下のとおり確認した。
2．潤滑油の引火点，室内温度及び機器運転時の温度
火災区域内に設置する油内包機器に使用している潤滑油の引火点は約 212～
270℃であり，各火災区域の室内温度（空調設計上の上限値である室内設計温度：約 10～40℃）及び機器運転時の潤滑油温度（運転時の最高使用温度：約 80～83℃）に対し大きいことを確認した。
下表に，主要な潤滑油内包機器に使用している潤滑油の引火点，室内温度及び機器運転時の温度を示す。
表１：主要な潤滑油の引火点，室内温度及び機器運転時の温度

潤滑油品種

タービン 46
タービン 68

潤滑油内包機器

引火点

室内温度

［℃］

［℃］

残留熱除去系ポンプ

250
270

機器運転時の
潤滑油温度
［℃］

40

80

タービン 32

原子炉補機冷却水系ポンプ

240

40

80

タービン 46

原子炉補機冷却海水系ポンプ

250

40

80

ディーゼル機関用油ディーゼル発電機

262

40

83

タービン 68

空調用冷凍機

212

40

80

3．燃料油の引火点及び室内温度
火災区域内にて使用する燃料油である軽油の引火点は約 45℃であり，プラン
ト通常運転時のディーゼル発電機室の室内設計温度である 40℃に対し大きいことを確認した。なお，設計温度近くまで温度上昇した際には，非常用空調の予備機が起動し，45℃を超えないよう設計されている。

- 1-参考 1-1 -参考資料２

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における火災区域又は火災区画に設置するガスボンベについて

参考資料２

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における火災区域又は火災区画に設置するガスボンベについて

発火性又は引火性の気体であるガスボンベの使用状況を確認するために，火災区域に設置するガスボンベを抽出した。以下に設置状況を示す。
表１：火災区域に設置されるガスボンベについて（６号炉）
容量

本数

（ｌ）

（本）

水素ボンベ

47

1

格納容器雰囲気モニタ(A)校正用

原子炉建屋

水素ボンベ

47

1

格納容器雰囲気モニタ(B)校正用

原子炉建屋

水素ボンベ

10

2

フィルタベント水素濃度計モニタ校正用

タービン建屋

水素ボンベ

10

2

排ガス水素分析計モニタ校正用

火災区域

ボンベ種類

原子炉建屋

用途

表２：火災区域に設置されるガスボンベについて（７号炉）
容量

本数

（ｌ）

（本）

水素ボンベ

47

1

格納容器雰囲気モニタ(A)校正用

原子炉建屋

水素ボンベ

47

1

格納容器雰囲気モニタ(B)校正用

原子炉建屋

水素ボンベ

10

2

フィルタベント水素濃度計モニタ校正用

タービン建屋

水素ボンベ

10

2

排ガス水素分析計モニタ校正用

火災区域

ボンベ種類

原子炉建屋

用途

火災区域に設置するガスボンベとしては，空気，窒素，水素，酸素，二酸化炭素ガスボンベ等があるが，発火性又は引火性の気体としては，水素ガスのみであることを確認した。

- 1-参考 2-1 -参考資料３

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における重要度の特に高い安全機能を有する系統の火災防護参考資料３

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における重要度の特に高い安全機能を有する系統の火災防護
1．概 要「実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」（以下，「設置許可基準規則」という。）第十二条第２項にて，安全機能の重要度が特に高い安全機能を有するものに対して独立性の確保を要求している。
柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉の安全機能の重要度が特に高い安全機能を有するものが火災に対して独立性を有していることを以下に示す。

1.1．基本事項［要求事項］
実用発電用原子炉及びその付属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則（安全施設）
第十二条
２

安全機能を有する系統のうち、安全機能の重要度が特に高い安全機能を有するもの

は、当該系統を構成する機械又は器具の単一故障（単一の原因によって一つの機械又は器具が所定の安全機能を失うこと（従属要因による多重故障を含む。）をいう。以下同じ。）が発生した場合であって、外部電源が利用できない場合においても機能できるよう、当該系統を構成する機械又は器具の機能、構造及び同左原理を考慮して、多重性又は多様性を確保し、及び独立性を確保するものでなければならない。

火災を機械又は器具等の単一故障のひとつの事象とみなし，安全機能の重要度が特に高い安全機能を有するものを火災から防護することを目的として，火災の発生防止対策を行うとともに，火災の感知及び消火，並びに火災の影響軽減を適切に組み合わせた，火災防護対策を講じる。
(1)安全機能の重要度が特に高い安全機能を有するもの
位置等規則の解釈にて，「 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」に基づき，安全機能の重要度が特に高い安全機能を有するものの機能が示されており，当該機能を有する構築物，系統及び機器を「安全機能を有する電気・機械装置の重要度分類指針 JEAG 4612-2010」より抽出し，
表１に示す。

- 1-参考 3-1 -表１：重要度が特に高い安全機能を有するもの
実用発電用原子炉及びその付属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則の解釈
原子炉の緊急停止機能

未臨界維持機能

原子炉冷却材圧力バウンダリの過圧防止機能
崩壊熱除去機能原子炉停止後における除熱のための原子炉が隔離された場合の注水機能
原子炉が隔離された場合の圧力逃がし機能
原子炉内高圧時における注水機能
事故時の原子
原子炉内低圧時に炉の状態に応おける注水機能
じた炉心冷却
原子炉内高圧時にのためのおける減圧系を作動させる機能格納容器内又は放射性物質が格納容器内から漏れ出た場所の雰囲気
中の放射性物質の濃度低減機能
格納容器の冷却機能
格納容器内の可燃性ガス制御機能
非常用交流電源から非常用の負荷に対し電力を供給する機能
非常用直流電源から非常用の負荷に対し電力を供給する機能

原子炉
の安全
停止
機能

放射性
物質
貯蔵等
の機能

火災
防護
対象

○

－

×

○

－

×

○

－

×

○

－

×

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

自動減圧系（逃がし安全弁）

○

－

○

非常用ガス処理系

－

○

○ ※1

－

○

×

－

○

×

－

○

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○
○
○
○

－
－
－
－

○
○
○
○

○

－

○ ※2

重要度が特に高い安全機能を有するもの
JEAG 4612 2010
制御棒，制御棒案内管
制御棒駆動機構
水圧制御ユニット
制御棒
制御棒カップリング
制御棒駆動機構カップリング
制御棒駆動機構ラッチ機構
制御棒駆動機構
制御棒駆動機構ハウジング
ほう酸水注入系
逃がし安全弁（安全弁開機能）
残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）
原子炉隔離時冷却系
高圧炉心注水系
逃がし安全弁（手動逃がし機能）
自動減圧系（手動逃がし機能）
原子炉隔離時冷却系
高圧炉心注水系
残留熱除去系（低圧注水モード）
高圧炉心注水系

残留熱除去系（原子炉格納容器
スプレイ冷却モード）
可燃性ガス濃度制御系
残留熱除去系（再結合装置への冷却水供給を司る部分）
非常用所内電源系（ディーゼル
機関等）
直流電源系

非常用の直流電源機能
非常用の計測制御用直流電源機能
補機冷却機能冷却用海水供給機能

非常用所内電源系（ディーゼル
機関等）
直流電源系
計測制御電源系
原子炉補機冷却水系
原子炉補機冷却海水系

原子炉制御室非常用換気空調機能

中央制御室換気空調系

非常用の交流電源機能- 1-参考 3-2 -実用発電用原子炉及びその付属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則の解釈
圧縮空気供給機能

重要度が特に高い安全機能を有するもの
JEAG 4612 2010
逃がし安全弁（駆動用窒素源）
自動減圧系（駆動用窒素源）
主蒸気隔離弁駆動用窒素源
原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する機器（隔離弁）
原子炉格納容器隔離弁及び格納容器バウンダリ配管

原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する配管の隔離機能
原子炉格納容器バウンダリを構成する配管の隔離機能
原子炉停止系に対する作動信号（常用系として作動させるものを除く） 原子炉緊急停止の安全保護回路の発生機能
非常用炉心冷却系作動の安全保護回路
工学的安全施設に分類される機器 主蒸気隔離の安全保護回路
若しくは系統に対する作動信号の 原子炉格納容器隔離の安全保護
発生機能
回路
非常用ガス処理系の安全保護回路
中性子束（起動領域モニタ）
事故時の原子炉の停止状態の把握 原子炉スクラム用電磁弁接触器
機能
の状態
制御棒位置
原子炉水位（広帯域，燃料域）
事故時の炉心冷却状態の把握機能
原子炉圧力
原子炉格納容器圧力
事故時の放射能閉じ込め状態の把 サプレッション・プール水温度
握機能
原子炉格納容器エリア放射線量率[低温停止への移行]
原子炉圧力
原子炉水位（広帯域）[ドライウェルスプレイ]
原子炉水位（広帯域，燃料域）
原子炉格納容器圧力事故時のプラント操作のための情 サプレッション・プール水温度[サプレッション・プール冷却]報の把握機能原子炉水位（広帯域，燃料域）
サプレッション・プール水温度[可燃性ガス濃度制御系起動]
原子炉格納容器水素濃度
原子炉格納容器酸素濃度
放射能監視設備

原子炉
の安全
停止
機能
○
○
－

放射性
物質
貯蔵等
の機能
－
－

○

－

○

－

○

×

○

－

○ ※3

○

－

○ ※3

－

○

×

－

○

○ ※1,※3

○

－

○

○

－

○

○

－

○

○

－

○

－

○

×

火災
防護
対象
×
×
×

○：火災防護対象機器，☓：火災防護対象機器の対象外，※1：放射性物質貯蔵等の機能を有する火災防護対象機器のため，火災の影響軽減対策として区分分離を実施していな
いもの※2：中央制御室は制御室外原子炉停止装置と区分分離しているため，当該系統を対象とした区分分離を実施していな
いもの※3：機能要求時に火災によって機能喪失させないように火災防護及び火災区域の分離を実施しているもの- 1-参考 3-3 -(2)各設備の火災防護に関する独立性について
表１に示す対象機器のうち火災防護対象としているものについては，資料１～９に示すように，火災防護に係る審査基準に適合するよう火災の発生防止対策，火災の感知及び消火対策，並びに火災の影響軽減対策のそれぞれを講じている。そのため，ここでは資料２及び９にて個別に評価した結果，火災防護対象としない構造物，系統及び機器，及び火災防護対象としているものの当該系
統について火災防護上の区分分離を行っていないもの等に対する火災防護対策を以下に示す。
① 原子炉の緊急停止機能
重要度分類指針によると，原子炉の緊急停止機能に該当する系統は「制御棒，制御棒案内管，制御棒駆動機構，水圧制御ユニット」である。
制御棒は 205 本，制御棒駆動機構は 205 体，制御棒を動作させる水圧制
御ユニットは全 103 基（水圧制御ユニット１基に対し制御棒２本が動作（１基だけ制御棒１本を動作させるものがある））設置されている。
水圧制御ユニットは当該ユニットが動作させる制御棒とのみ接続しており，ユニット毎に分離している。また，制御棒駆動機構は１本の制御棒に対して１体ずつ設けられており，他の制御棒駆動機構との接続箇所はない。
さらに，スクラム動作を行うためのスクラム弁，及びスクラムパイロット
弁は各水圧制御ユニットに個別に設けられている。
これら原子炉の緊急停止機能を有する機器等のうち，制御棒，制御棒案
内管については，原子炉内に設置されており，不燃性材料で構成されていることから，火災により本機能に影響が及ぶおそれはない。
また，水圧制御ユニットについては，フェイルセーフ設計となっており，
火災によって電磁弁のケーブルが損傷した場合，あるいはスクラム弁・ス
クラムパイロット弁のダイヤフラム等が機能喪失した場合も，スクラム弁が「開」動作しスクラムすることから，火災により本機能に影響が及ぶおそれはない。さらに，万一火災によってケーブルが損傷し，すべての電磁弁が無励磁とならない場合においても，電磁弁の電源を OFF とすることによってスクラム弁を「開」動作しスクラムさせることができる。
以上より，本機能は火災によって影響を受けないことから，火災が発生した場合でも，独立した複数個の機能を有していると考える。

- 1-参考 3-4 -

制御棒

原子炉圧力容器原子炉格納
容器内

制御棒案内管制御棒カップリング
制御棒駆動機構
カップリング

原子炉圧力容器底部

制御棒（全２０５体）ラッチ

水圧制御ユニット
制御棒駆動機構ラッチ機構

制御棒駆動機構（全２０５体）

計装空気系

原子炉
緊急
停止系

FO

原子炉
緊急
停止系

FO
スクラム弁

水圧制御ユニット（全１０３基）- 1-参考 3-5 -スクラムパイロット弁

窒素容器

区分Ⅲより電源供給

アキュムレータ

スクラムパイロット弁

窒素容器

アキュムレータ

スクラム弁

区分Ⅱより電源供給

計装空気系

② 未臨界維持機能
重要度分類指針によると，未臨界維持機能は「制御棒，制御棒カップリ
ング，制御棒駆動機構カップリング，制御棒駆動機構ラッチ機構，制御棒
駆動機構，制御棒駆動機構ハウジング，ほう酸水注入系」である。
制御棒は内部に固体状のボロンカーバイドが充填されており，中性子を吸収する構造となっている。原子炉スクラムにより挿入された制御棒は，ラッチ機構により機械的に全挿入位置に保持される。
一方，ほう酸水注入系は，制御棒の後備設備として，五ほう酸ナトリウ
ム水溶液を高圧ポンプにより原子炉内に注入し，五ほう酸ナトリウム水溶
液が原子炉内全域に行き渡ることにより中性子を吸収する構造となっている。
これら未臨界維持機能を有する機器等のうち，制御棒，制御棒カップリ
ング，制御棒駆動機構カップリング，制御棒駆動機構ラッチ機構，制御棒
駆動機構，制御棒駆動機構ハウジングについては，原子炉内又は格納容器内に設置されており，不燃性材料で構成されていることから，火災により本機能に影響が及ぶおそれはない。
また，ほう酸水注入系については，未臨界維持機能として同等の機能を有している制御棒駆動機構と位置的分散を図り，火災に対する影響軽減対策 を 実 施 し て い る 。 加 え て ，「 原 子 力 発 電 所 の 火 災 防 護 規 程 JEAC
4626-2010」に基づき，発生防止対策として過電流による過熱防止対策を講じているとともに，感知・消火対策として消防法に基づき感知器，屋内消火栓を設置している。
さらに，異なる区分のケーブル等については，IEEE384 に準じて，離隔，バリア又はケーブルトレイカバーあるいは電線管の使用等により分離している。
以上より，火災によって「制御棒，制御棒カップリング，制御棒駆動機
構カップリング」及び「ほう酸水注入系」の独立した２種類の系統が同時に喪失することはなく，本機能は独立性を有していると考える。

- 1-参考 3-6 -

MO

MO

MO
高圧炉心注水系

ほう酸水注入系
貯蔵タンク（１００％×１基）

MO

ほう酸水注入系

計装空気系

原子炉
緊急
停止系

FO
スクラムパイロット弁

スクラム弁

水圧制御ユニット（全１０３基）- 1-参考 3-7 -

窒素容器

区分Ⅲ電源供給

スクラムパイロット弁

アキュムレータ

区分Ⅱ電源供給

FO
スクラム弁

計装空気系

窒素容器

区分Ⅰ電源供給

原子炉
緊急
停止系

アキュムレータ

制御棒駆動機構（全２０５体）MO

ほう酸水注入系ポンプ（１００％×２台）

制御棒（全２０５本）③ 原子炉冷却材圧力バウンダリの過圧防止機能
重要度分類指針によると，原子炉冷却材圧力バウンダリの過圧防止機
能は「逃がし安全弁（安全弁開機能）」である。
逃がし安全弁（安全弁開機能）は 18 弁あり，各弁に対して個別に駆動用バネが設置されている。
当該設備は格納容器内に設置されており，不燃性材料で構成されているため，火災により本機能に影響が及ぶおそれはない。
以上より，本機能は火災によって影響を受けないことから，独立した
複数個の機能を有していると考える。
区分Ⅰより電源供給

NO

NO

NO

NO

NO
A

（自動減圧系）（自動減圧系）（自動減圧系）

原子炉圧力容器

NO

NO

NO

NO
B

（自動減圧系）（自動減圧系）

NO

NO

C（自動減圧系）

電磁弁

NO

NO

NO

NO

アキュムレータNO

アキュムレータ

電磁弁

アキュムレータ

アキュムレータ

区分Ⅱより電源供給

D（自動減圧系）- 1-参考 3-8 -（自動減圧系）

電磁弁

NO

電磁弁

NO

④ 格納容器内又は放射性物質が格納容器内から漏れ出た場所の雰囲気中の放射性物質の濃度低減機能
重要度分類指針によると，格納容器内又は放射性物質が格納容器内から漏れ出た場所の雰囲気中の放射性物質の濃度低減機能は「非常用ガス処理系」である。
非常用ガス処理系の排風機及び出入口弁はそれぞれ２系統あり，それぞれの系統を用いて放射性物質の濃度低減が可能である。一方，静的機器の一部（配管の一部，フィルタユニット）は単一設計としているが，単一故障の発生の可能性はきわめて小さい。
これら放射性物質の濃度低減機能を有する機器等は，同一機能を有す
る２系統に対して，火災防護に係る審査基準に基づき発生防止対策として過電流による過熱防止対策，難燃ケーブルの使用等の対策を講じていることから，これらの機器から火災が発生するおそれは小さい。また，
感知・消火対策として異なる２種類の感知器，固定式ガス消火設備を設置していることから，これらの機器を設置する場所で火災が発生しても影響が及ぶおそれは小さい。さらに，異なる区分のケーブル等について
は，IEEE384 に準じて，離隔，バリア又はケーブルトレイカバーあるいは電線管の使用等により分離している。
また，電動弁の一部及び排風機は同一エリアに設置されているものの，弁駆動部の潤滑油（グリス）等は金属に覆われていることから，発火した場合においても他の構築物，系統又は機器において火災を生じさせる
おそれは小さい。
なお，単一設計である静的機器の一部（配管の一部，フィルタユニット）について，フィルタは通常温度監視しており発火点より十分低い温度で維持することが可能であること等から，火災により当該機器等の機能に影響が及ぶおそれは小さい。

- 1-参考 3-9 -- 1-参考 3-10 -

FO

AO

FO
MO

MO

スペースヒータ（※２）

原子炉・タービン区域
換気空調系へ

区分Ⅱ より電源供給

区分Ⅰ より電源供給

主排気筒へ

よう素用チャコール・フィルタ

高性能粒子フィルタ

プレフィルタ

排気ファン

ドレンライン（※３）

パージ用ファン

MO

MO

加熱コイル
（※１）

（※１）ＳＧＴＳ乾燥装置（湿分除去装置、加熱コイル）は１００％×２系列（※２）スペースヒータは１００％×２系列（よう素用チャコール・フィルタの上流及び下流に２式、合計４個）（※３）乾燥装置ドレンラインは，A系及びB系で独立配管によりファンネルへドレン水を移送するため，ドレン配管閉塞により乾燥装置が同時に機能喪失することはない。

サプレッション・
チェンバ

原子炉
圧力
容器

ドライウェル

原子炉区域
運転階

AO

湿分除去装置（※１）

⑤ 格納容器の冷却機能
重要度分類指針によると，格納容器の冷却機能は「残留熱除去系（原子炉格納容器スプレイ冷却モード）」である。
格納容器スプレイ冷却系（残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード））は２系統あり，それぞれの系統を用いて格納容器スプレイ冷却が可能である。一方，静的機器の一部（スプレイ管（ドライウェル，サプレ
ッション・チェンバ））は単一設計としているが，単一故障の発生の可能性はきわめて小さい。
これら格納容器の冷却機能を有する機器等は，同一機能を有する２系統に対して，位置的分散を図り火災に対する影響軽減対策を実施している。加えて，火災防護に係る審査基準に基づき，発生防止対策として過電流による過熱防止対策を講じているとともに，感知・消火対策として異なる２種類の感知器及び煙の充満により消火困難となる場所に固定式
ガス消火設備を設置している。さらに，異なる区分のケーブル等については，IEEE384 に準じて，離隔，バリア又はケーブルトレイカバーある
いは電線管の使用等により分離している。
なお，単一設計であるスプレイ管（ドライウェル，サプレッション・チェンバ）については，原子炉内及び格納容器内に設置されており，不燃性材料で構成されていることから，火災により当該スプレイ管の機能に影響が及ぶおそれはない。
以上より，火災によってこれら２系統は同時に喪失することはなく，本機能は独立性を有していると考える。

- 1-参考 3-11 -RCW系※

MOMO- 1-参考 3-12 MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO
残留熱除去系ポンプ(A)

RCW系※

MO

MO
残留熱除去系ポンプ(C)

MO

MO

AO

MO

MO

MO

AO

MO

MO
残留熱除去系
熱交換器(A)

MO

給水系から

使用済燃料
プールへ

RCW系※

RCW系※
残留熱除去系
熱交換器(C)

MO

RCW系※

残留熱除去系
ポンプ(B)

MO

サプレッション・チェンバ

MO

MO

AO

原子炉格納容器

MO

残留熱除去系
熱交換器(B)

MO

AO

RCW系※

MO

MO

MO

原子炉圧力容器

MO

MO

MO

ドライウェル

MO

MO

MO
MO
MO

MO
MO

MO

MO

※RCW系：原子炉補機冷却水系

タイライン

区分Ⅲ より電源供給

区分Ⅱ より電源供給

区分Ⅰ より電源供給

原子炉停止時冷却モード

スキマサージタンクから

⑥ 格納容器内の可燃性ガス制御機能
重要度分類指針によると，格納容器内の可燃性ガス制御機能は「可燃性ガス濃度制御系及び残留熱除去系（再結合装置への冷却水供給を司る部分）」である。
可燃性ガス濃度制御系及び残留熱除去系（再結合装置への冷却水供給を司る部分）はそれぞれ２系統あり，それぞれの系統を用いて格納容器
内の可燃性ガス制御が可能である。一方，静的機器の一部（配管の一部）
は単一設計としているが，単一故障の発生の可能性はきわめて小さい。
これら格納容器の可燃性ガスを制御する機能を有する機器等は，同一機能を有する２系統に対して，火災防護に係る審査基準に基づき発生防止対策として過電流による過熱防止対策を講じているとともに，感知・消火対策として異なる２種類の感知器及び固定式ガス消火設備を設置している。また，異なる区分のケーブル等については，IEEE384 に準じて，
離隔，バリア又はケーブルトレイカバーあるいは電線管の使用等により分離している。
また，電動弁の一部及び再結合装置は同一エリアに設置されているものの，弁駆動部の潤滑油（グリス）等は金属に覆われていることから，発火した場合においても他の構築物，系統又は機器において火災を生じさせるおそれは小さい。
なお，単一設計である静的機器の一部（配管の一部）については，不燃性材料で構成されていることから火災により当該配管等の機能に影響が及ぶおそれはない。
以上より，火災によってこれら２系統は同時に喪失することはなく，本機能は独立性を有していると考える。

- 1-参考 3-13 -区分Ⅰより電源供給

MO

加熱器

区分Ⅱより電源供給
MO

セパレータ

ブロワ
再結合器

冷却器

ドライウェル
残留熱除去系＜冷却水＞
原子炉
圧力
容器

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

可搬式再結合装置

加熱器

MO

MO

サプレッション・チェンバMO

再結合装置（Ｂ）

セパレータ

ブロワ
再結合器

冷却器

残留熱除去系＜冷却水＞- 1-参考 3-14 -再結合装置（Ａ）
可搬式再結合装置

⑦ 原子炉制御室非常用換気空調機能
重要度分類指針によると原子炉制御室非常用換気空調機能は「中央制御室換気空調系」である。
中央制御室換気空調系の送排風機及び出入口ダンパはそれぞれ２系統あり，それぞれの系統を用いて中央制御室の換気空調が可能である。一方，静的機器の一部（ダクトの一部，再循環フィルタ）は単一設計としているが，単一故障の発生の可能性はきわめて小さい。
これら原子炉制御室非常用換気空調機能を有する機器等は，同一機能を有する２系統に対して，火災防護に係る審査基準に基づき発生防止対策として過電流による過熱防止対策，難燃ケーブルの使用等の対策を講じていることから，これらの機器から火災が発生するおそれは小さい。
また，感知・消火対策として異なる２種類の感知器，固定式ガス消火設備を設置していることから，これらの機器を設置する場所で火災が発生しても影響が及ぶおそれは小さい。さらに，異なる区分のケーブル等については，IEEE384 に準じて，離隔，バリア又はケーブルトレイカバー
あるいは電線管の使用等により分離している。
また，電動ダンパや送排風機は同一エリアに設置されているものの，ダンパ駆動部の潤滑油（グリス）等は金属に覆われていることから，発火した場合においても他の構築物，系統又は機器において火災を生じさせるおそれは小さい。
以上より，火災によってこれら２系統は同時に喪失することはなく，本機能は独立性を有していると考える。

- 1-参考 3-15 -- 1-参考 3-16 MO

MO：区分Ⅱより電源供給：区分Ⅰより電源供給

MO

MO

MO

MO

MO

中央制御室
排風機(B)

中央制御室
排風機(A)

HECW：換気空調補機非常用冷却水系

外気

大気

MO

中央制御室
再循環
フィルタ装置HECW(B)系より

中央制御室
給気処理
装置(B)

中央制御室
給気処理
装置(A)

HECW(A)系より

中央制御室
再循環送風機(B)

中央制御室
再循環送風機(A)

計算機室及び
機械室等

中央制御室

中央制御室
送風機(B)

中央制御室
送風機(A)

⑧ 圧縮空気供給機能
重要度分類指針によると圧縮空気供給機能は「駆動用窒素源（逃がし
安全弁への供給，主蒸気隔離弁への供給）」である。
駆動用窒素源（アキュムレータ）はそれぞれの逃がし安全弁，主蒸気隔離弁に個別に設置されている。
これら圧縮空気供給機能を有する機器等のうち，逃がし安全弁の駆動用窒素源については，格納容器内に設置されており，不燃性材料で構成されているため，火災により本機能に影響が及ぶおそれはない。
主蒸気隔離弁の駆動用窒素源のうち内側隔離弁は，格納容器内に設置され，不燃性材料で構成されているため，火災により本機能に影響が及
ぶおそれはない。
主蒸気隔離弁の駆動用窒素源のうち外側隔離弁は，内側隔離弁で主蒸気隔離機能が達成されることから，外側隔離弁の駆動用窒素源は防護対象としない。
以上より，本機能は火災によっても影響受けないことから，火災が発生した場合でも独立した複数個の機能を有していると考える。

- 1-参考 3-17 -区分Ⅰより電源供給

NO

NO

NO

NO

NO
A

（自動減圧系）（自動減圧系）

NO（自動減圧系）

アキュム
レータ

NO

NO

NO

NO

（自動減圧系）（自動減圧系）

電磁弁

NO（自動減圧系）

アキュム
レータ

アキュム
レータ

NO

AO

NO
FC

主蒸気隔離弁（外側）

主蒸気隔離弁
（内側）

流量制限器

主蒸気
逃がし安全弁

アキュム
レータ

NO
FC

FC

主蒸気隔離弁（外側）

主蒸気隔離弁
（内側）

流量制限器

流量制限器

原子炉圧力容器

FC

AO

NO

D

アキュム
レータ

アキュム
レータ

NO

（自動減圧系）

原子炉圧力容器

NO

B

AO

NO

電磁弁

C

（自動減圧系）

電磁弁

NO

NO

アキュムレータNO

アキュムレータ

電磁弁

アキュムレータ

アキュムレータ

区分Ⅱより電源供給

主蒸気逃がし安全弁

FC

FC

主蒸気隔離弁（内側）

主蒸気隔離弁
（外側）

アキュム
レータ

アキュム
レータ

AO

NO
流量制限器

主蒸気
逃がし安全弁

- 1-参考 3-18 -

主蒸気
逃がし安全弁

FC

FC

主蒸気隔離弁（内側）

主蒸気隔離弁（外側）

⑨ 原子炉格納容器バウンダリを構成する配管の隔離機能
重要度分類指針によると原子炉格納容器バウンダリを構成する配管の隔離機能は「原子炉格納容器バウンダリ隔離弁」である。
原子炉格納容器バウンダリ隔離弁は，JEAC4602-2004「原子炉冷却材圧
力バウンダリ，原子炉格納容器バウンダリの範囲を定める規程」に基づき設置されており，かつ，設置許可基準規則 17 条への適合性を有している。
これら原子炉格納容器バウンダリ隔離弁については，下記のいずれか
方針に基づき設置されており，バウンダリ機能は火災に対する独立性を有していると考える。
i
原子炉格納容器内外に異なる区分の電動弁を２弁設置。
原子炉格納容器内外で位置的分散が図られており，異なる区分のii

ケーブル等については，IEEE384 に準じて，離隔，バリア又はケー
ブルトレイカバーあるいは電線管の使用等により分離していることから，火災によって原子炉格納容器内外両方の弁が同時に機能喪失することはない。
原子炉格納容器外に異なる区分の空気作動弁又は電磁弁を２弁設置。
原子炉格納容器外に設置されている異なる区分の２つの空気作動
弁又は電磁弁は，原子炉格納容器の隔離機能を確保するため，フェイル・クローズ設計，すなわち火災により当該弁が機能喪失すると自動で閉止する設計となっている。万一の不動作を想定しても，これらの弁は異なる電源区分で多重化された構成となっており，かつ電源設備やケーブルは IEEE384 に準じて離隔，バリア又はケーブル
トレイカバーあるいは電線管の使用等により分離していること，電磁弁の電源を OFF することで隔離弁を閉止させることができることから，火災によっても多重化された空気作動弁又は電磁弁が両方とも開動作するおそれは小さく，火災によっても本機能は維持される。

- 1-参考 3-19 -iii フェイル・クローズ設計の空気作動弁を設置。
原子炉格納容器の隔離機能を確保するため，フェイル・クローズ
設計，すなわち火災により当該弁が機能喪失すると自動で閉止する設計となっていること，万一の不動作を想定しても，空気作動弁は二重化されていること，これらの弁は異なる電源区分の電磁弁で多重化されており，電源設備やケーブルは IEEE384 に準じて離隔，バリア又はケーブルトレイカバーあるいは電線管の使用等により分離していること，電磁弁の電源を OFF することで隔離弁を閉止させることができることから，火災によっても二重化された空気作動弁が両方とも開動作するおそれは小さく，火災によっても本機能は維持される。
iv 原子炉格納容器内又は外に逆止弁を設置。

v

逆止弁は不燃性材料で構成されているため，火災により逆止弁の機能に影響が及ぶおそれはない。このため，逆止弁が設置された系
統については，火災により本機能に影響を及ぶおそれはない。
原子炉格納容器外で閉ループを構成する系統
原子炉格納容器外で閉ループを構成する系統については，当該ループの配管等は不燃性材料で構成されていることから，火災により本機能に影響が及ぶおそれは小さい。

また，火災防護に係る審査基準に基づき発生防止対策として過電流による過熱防止対策を講じているとともに，感知・消火対策として消防法に基づき感知器，屋内消火栓を設置している。
以上のことから，火災によって各ラインの配管，隔離弁が全て機能喪失することはなく，本機能は独立した２種類の機能を有している。

- 1-参考 3-20 -区分Ⅰより電源供給

原子炉格納容器MO

区分Ⅱより電源供給

MO

原子炉隔離時冷却系
試料採取系
計装用空気系

計装
計装

原子炉圧力容器

MO

FC
AO

FC
AO

MO

MO

主蒸気系
主蒸気ドレン
FC
AO

FC
AO

高圧窒素ガス供給系

MO

MO

MO

FC
AO

弁グランド部漏えい処理系

原子炉隔離時冷却系タービン排気
原子炉隔離時冷却系ﾀｰﾋﾞﾝｸﾞﾗﾝﾄﾞｼｰﾙ

FC
AO

試料採取系
MO

MO

MO

MO

低電導度廃液系
高電導度廃液系

本図で示す原子炉格納容器バウンダリ弁は、原子炉格納容器を貫通する配管のうち、JEAC4602-2004「原子炉冷却材圧力バウンダリ，原子炉
格納容器バウンダリの範囲を定める規程」に基づき隔離弁が２弁要求されるもので、通常時開、事故時閉のものを抜粋して記載している。
原子炉格納容器バウンダリ弁で「通常時閉、事故時閉」のもの、「原子炉格納容器の内側、外側、又は内外で閉じた系を構成する配管」のものについては隔離弁が１弁要求であり、本図では省略している。

- 1-参考 3-21 -⑩ 原子炉停止系に対する作動信号（常用系として作動させるものを除く）の発生機能
重要度分類指針によると，原子炉停止系に対する作動信号（常用系として作動させるものを除く）の発生機能は「原子炉緊急停止の安全保護回路」である。
原子炉停止系の安全保護回路は，火災防護に係る審査基準に基づき発生防止対策として難燃ケーブルの使用等の対策を講じているとともに，感知・消火対策として異なる２種類の感知器及び煙の充満により消火困難となる場所に固定式ガス消火設備を設置する。さらに，安全保護回路
はフェイルセーフ設計となっており，火災によって損傷した場合はトリップ信号が発生すること，万一誤動作した場合でも，安全保護回路は区分毎に IEEE384 に準じて離隔バリア又はケーブルトレイカバーあるいは電線管の使用等により分離して配置していること，他区分で故障が発生しても影響がないよう信号の取合いは光伝送により電気的に分離していることから，火災によって複数の区分が同時に誤動作する可能性はきわめて小さい。
以上より，本機能は火災によっても影響受けないことから，火災が発生した場合でも独立した複数個の機能を有していると考える。

- 1-参考 3-22 -- 1-参考 3-23 -

検出器

区分Ⅳ

検出器

区分Ⅲ

検出器

区分Ⅱ

検出器

区分Ⅰ

現場多重
伝送

現場多重
伝送

現場多重
伝送

現場多重
伝送

設定値
比較

設定値
比較

設定値
比較

設定値
比較

Ⅱ

Ⅱ

Ⅲ

Ⅳ

Ⅲ Ⅳ

Ⅱ Ⅲ Ⅳ

2 out of 4論理

トリップ論理回路

2 out of 4論理

トリップ論理回路

2 out of 4論理

トリップ論理回路

2 out of 4論理

トリップ論理回路

A

Ⅱ

Ⅰ

B

Ⅳ

Ⅲ

ソレノイド
（Ｂ）

Ⅱ

盤

※グループ ２～４も同様

スクラムパイロット弁

ソレノイド
（Ａ）

Ⅳ

光伝送
メタル伝送

Ⅲ

Ⅰ

手動スクラムグループ １

⑪ 工学的安全施設に分類される機器若しくは系統に対する作動信号の発生
機能
重要度分類指針によると，工学的安全施設に分類される機器若しくは系統に対する作動信号の発生機能は「非常用炉心冷却系作動の安全保護回路」「主蒸気隔離の安全保護回路」「原子炉格納容器隔離の安全保護回路」「非常用ガス処理系の安全保護回路」である。
これらの安全保護回路のうち，主蒸気隔離の安全保護回路は，火災防護に係る審査基準に基づき発生防止対策として難燃ケーブルの使用等の対策を講じているとともに，感知・消火対策として異なる２種類の感知器及び煙の充満により消火困難となる場所に固定式ガス消火設備を設置する。さらに，安全保護回路はフェイルセーフ設計となっており，火災によって損傷した場合はトリップ信号が発生すること，万一誤動作した場合でも，安全保護回路は区分毎に IEEE384 に準じて離隔バリア又はケーブルトレイカバーあるいは電線管の使用等により分離して配置していること，他区分で故障が発生しても影響がないよう信号の取合いは光伝送により電気的に分離していることから，火災によって複数の区分が同時に誤動作する可能性はきわめて小さい。
一方，非常用炉心冷却系作動の安全保護回路，原子炉格納容器隔離の
安全保護回路，非常用ガス処理系の安全保護回路は，火災防護に係る審査基準に基づき発生防止対策として難燃ケーブルの使用等の対策を講じているとともに，感知・消火対策として異なる２種類の感知器及び煙の充満により消火困難となる場所に固定式ガス消火設備を設置する。さらに，安全保護回路は区分毎に IEEE384 に準じて離隔バリア又はケーブル
トレイカバーあるいは電線管の使用等により分離して配置していること，
他区分で故障が発生しても影響がないよう信号の取合いは光伝送により電気的に分離していることから，火災により４区分のうち２区分以上（非常用ガス処理系にあっては２区分のうち１区分以上）が機能を維持できる。
以上より，本機能は火災によっても影響受けないことから，火災が発生した場合でも独立した複数個の機能を有していると考える。

- 1-参考 3-24 -- 1-参考 3-25 -

検出器

区分Ⅳ

検出器

区分Ⅲ

検出器

区分Ⅱ

検出器

区分Ⅰ

現場多重
伝送

現場多重
伝送

現場多重
伝送

現場多重
伝送

設定値
比較

設定値
比較

設定値
比較

設定値
比較

（非常用炉心冷却系作動の安全保護回路）

Ⅱ

Ⅲ Ⅳ

Ⅱ Ⅲ Ⅳ

2 out of 4論理

作動回路

2 out of 4論理

作動回路

2 out of 4論理

作動回路

現場多重
伝送

現場多重
伝送

現場多重
伝送

盤

光伝送
メタル伝送

・高圧炉心注水系（Ｃ）
・低圧注水系（Ｃ）

非常用炉心冷却系 作動

・高圧炉心注水系（Ｂ）
・低圧注水系（Ｂ）
・自動減圧系（Ｂ）

非常用炉心冷却系 作動・原子炉隔離時冷却系
・低圧注水系（Ａ）
・自動減圧系（Ａ）

非常用炉心冷却系 作動

- 1-参考 3-26 -

検出器

区分Ⅳ

検出器

区分Ⅲ

検出器

区分Ⅱ

検出器

区分Ⅰ

現場多重
伝送

現場多重
伝送

現場多重
伝送

現場多重
伝送

設定値
比較

設定値
比較

設定値
比較

設定値
比較

（主蒸気隔離の安全保護回路）

Ⅱ
Ⅲ

Ⅱ
Ⅳ

Ⅲ Ⅳ

Ⅱ Ⅲ Ⅳ

2 out of 4論理

トリップ論理回路

2 out of 4論理

トリップ論理回路

2 out of 4論理

トリップ論理回路

2 out of 4論理

トリップ論理回路

Ⅱ

A

Ⅲ

Ⅰ

Ⅰ

B

Ⅳ
電磁弁（Ｂ）
ソレノイド

Ⅲ

盤

光伝送
メタル伝送

※主蒸気外側隔離弁（Ｂ）～（Ｄ），
内側隔離弁（Ａ）～（Ｄ）も同様

主蒸気外側隔離弁（Ａ）

電磁弁（Ａ）
ソレノイド

ⅣⅡ

主蒸気外側隔離弁（Ａ）

- 1-参考 3-27 -

検出器

区分Ⅳ

検出器

区分Ⅲ

検出器

区分Ⅱ

検出器

区分Ⅰ

現場多重
伝送

現場多重
伝送

現場多重
伝送

現場多重
伝送

設定値
比較

設定値
比較

設定値
比較

設定値
比較

（原子炉格納容器隔離の安全保護回路）

Ⅱ Ⅲ Ⅳ

2 out of 4論理

トリップ論理回路

2 out of 4論理

トリップ論理回路

現場多重
伝送

現場多重
伝送

盤

光伝送
メタル伝送

原子炉格納容器
隔離弁 閉鎖原子炉格納容器
隔離弁 閉鎖- 1-参考 3-28 -

検出器

区分Ⅳ

検出器

区分Ⅲ

検出器

区分Ⅱ

検出器

区分Ⅰ

現場多重
伝送

現場多重
伝送

現場多重
伝送

現場多重
伝送

設定値
比較

設定値
比較

設定値
比較

設定値
比較

（非常用ガス処理系作動の安全保護回路）

Ⅱ Ⅲ Ⅳ

2 out of 4論理

トリップ論理回路

2 out of 4論理

トリップ論理回路

現場多重
伝送

現場多重
伝送

盤

光伝送
メタル伝送

非常用ガス処理系 作動

非常用ガス処理系 作動

⑫ 事故時のプラント操作のための情報の把握機能
重要度分類指針によると，事故時のプラント操作のための情報の把握機能は「事故時監視計器の一部（原子炉圧力，原子炉水位（広帯域，燃料域），原子炉格納容器圧力，サプレッション・プール水温度，原子炉格
納容器水素濃度，原子炉格納容器酸素濃度，放射能監視設備）」である。
これらの監視計器のうち，放射能監視設備以外については，火災防護
対象機器等として火災防護に係る審査基準に基づき発生防止対策，感知・消火対策，火災の影響軽減対策をそれぞれ実施する。
放射能監視設備（気体廃棄物処理系設備エリア排気放射線モニタ）は，
火災防護に係る審査基準に基づき発生防止対策として難燃ケーブルの使用等の対策を講じているとともに，感知・消火対策として消防法に基づ
き感知器，屋内消火栓を設置している。さらに，当該モニタは区分毎にIEEE384 に準じて電線管の使用等により分離して配置していることから，
火災によって複数の区分が同時に機能喪失する可能性はきわめて小さい。
以上より，本機能は火災によっても影響受けないことから，火災が発生した場合でも独立した複数個の機能を有していると考える。

- 1-参考 3-29 -資料２
柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における原子炉の安全停止に必要な機器の選定について
1．概 要「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」（以下，「火災防護に係る審査基準」という。）の「２．基本事項」では，「原子炉施設内の火災区域又は火災区画に設置される安全機能を有する構造物，系統及び機器」
を火災から防護することを目的とし，「 原子炉の高温停止及び低温停止を達成し，維持（以下，「原子炉の安全停止」という。）するための安全機能を有する構築
物，系統及び機器」が設置される火災区域及び火災区画の分類に基づき，火災防護対策を実施することを要求している。また，「1.2 用語の定義」には，安全機能の一つとして「原子炉を停止，冷却するための機能」が記載されている。
（次頁参照）「実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」の「第十二条」では，「安全施設は，その安全機能の重要度に応じて，安全機能が確保されたものでなければならない。」と要求し，その解釈には，「安全機能の重要度に応じて，安全機能が確保されたもの」については，「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」（以下，「重要度分類審査指針」という。）によることを要求している。（次頁参照）
さらに，原子炉施設内の単一の内部火災によって，安全保護系及び原子炉停
止系の作動が要求される場合には，火災による影響を考慮しても，多重化されたそれぞれの系統が同時に機能を失うことなく原子炉を高温停止及び低温停止できることが要求されている。（次頁参照）
以上より，本資料では，「原子炉施設内の火災区域又は火災区画に設置される安全機能を有する構築物，系統及び機器」として，柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉における単一の内部火災の発生を想定した場合に，重要度分類審査
指針を参考に，原子炉の安全停止に必要な構築物，系統及び機器（以下，「原子炉の安全停止に必要な機器等」という。）を選定する。

- 2-1 -

「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」
1. まえがき
1.2

用語の定義(15) ｢安全機能｣ 原子炉の停止，冷却，環境への放射性物質の放出抑制を確保するための機能をいう。
2. 基本事項(1)

原子炉施設内の火災区域又は火災区画に設置される安全機能を有する構造物，系統及び機器を火災から防護することを目的として，以下に示す火災区域及び火災区画の分類に基づいて，火災発生防止，火災の感知及び消火、火災の影響軽減のそれぞれを考慮した火災防護対策を講じること。
① 原子炉の高温停止及び低温停止を達成し，維持するための安全機能を有する構築
物，系統及び機器が設置される火災区域及び火災区画② 放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能を有する構築物，系統及び機器が設置される
火災区域

2.3.2 原子炉施設内のいかなる火災によっても，安全保護系及び原子炉停止系の作動が要求される場合には，火災による影響を考慮しても，多重化されたそれぞれの系統
が同時に機能を失うことなく，原子炉を高温停止及び低温停止できる設計である
こと。

「実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」
第十二条

安全施設は，その安全機能の重要度に応じて，安全機能が確保されたものでなければならない。

「実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の解釈」
第１２条（安全施設）
１

第 1 項に規定する「安全機能の重要度に応じて，安全機能が確保されたもの」については，「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」による。
ここで，当該指針における「安全機能を有する構築物，系統及び機器」は本規定の「安全施設」に読み替える。

- 2-2 -

2．原子炉の安全停止に必要な機能，系統及び機器の確認
2.1．運転状態の整理
火災防護に係る審査基準は，原子炉施設内の単一の内部火災によっても，安
全保護系及び原子炉停止系の作動が要求される場合には，火災による影響を考慮しても，多重化されたそれぞれの系統が同時に機能を失うことなく，原子炉を安全停止することを求めている。
このため，「柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉における原子炉の安全停止に必要な機能，系統及び機器」の選定にあたっては，原子炉の状態が運転，起動，高温停止，冷温停止及び燃料交換（ただし，全燃料全取出の期間を除く）のそれぞれにおいて，原子炉の高温停止及び低温停止を達成し，維持するために必要な系統及び機器を網羅的に抽出する。

- 2-3 -

2.2．原子炉の安全停止に必要な機能の確認
原子炉の安全停止に必要な機能について，重要度分類審査指針より以下のとおり抽出した。（添付資料１）
なお，ここでは原子炉の安全停止に直接必要な機能に加え，当該機能が喪失
すると炉心の著しい損傷又は燃料の大量の破損を引き起こす可能性があり，その結果原子炉の安全停止に影響を及ぼすおそれがある機能についても抽出した。
(1)
(2)
(3)
(4)
(5)

原子炉冷却材圧力バウンダリ機能
過剰反応度の印加防止機能
炉心形状の維持機能
原子炉の緊急停止機能
未臨界維持機能

(6)
(7)
(8)
(9)
(10)
(11)
(12)
(13)

原子炉冷却材圧力バウンダリの過圧防止機能
原子炉停止後の除熱機能
炉心冷却機能工学的安全施設及び原子炉停止系への作動信号の発生機能
安全上特に重要な関連機能安全弁及び逃がし弁の吹き止まり機能
事故時のプラント状態の把握機能
制御室外からの安全停止機能- 2-4 -

2.3．火災時に原子炉の安全停止に必要な機能を達成するための系統の確認2.2．で示した「原子炉の安全停止に必要な機能」の分類に対し，本項では，
火災によってこれらの機能に影響を及ぼす系統を，重要度分類審査指針を参考に抽出する。
まず，原子炉の安全停止に必要な機能を達成するための系統を，重要度分類
指針を参考に抽出すると下表のとおりとなる。（表 2-1）
表 2-1：原子炉の安全停止に必要な機能を達成するための系統(1)

原子炉の安全停止に必要な機能
原子炉冷却材圧力バウンダリ機能

(2)
(3)

過剰反応度の印加防止機能
炉心形状の維持機能(4)

原子炉の緊急停止機能(5)

未臨界維持機能(6)(7)

原 子 炉 冷 却 材圧 力 バ ウンダ リ の 過
圧防止機能
原子炉停止後の除熱機能(8)

炉心冷却機能(9)

工 学 的 安 全 施設 及 び 原子炉 停 止 系
への作動信号の発生機能(10) 安全上特に重要な関連機能(11) 安 全 弁 及 び 逃が し 弁 の吹き 止 ま り機能(12) 事故時のプラント状態の把握機能(13) 制御室外からの安全停止機能

左記機能を達成するための系統
原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する機器・
配管系
制御棒カップリング
炉心支持構造物
燃料集合体（燃料を除く）
原子炉停止系の制御棒による系（制御棒及び制御棒駆動系（スクラム機能））
原子炉停止系（制御棒による系，ほう酸水注入系）
逃がし安全弁（安全弁としての開機能）
残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）
原子炉隔離時冷却系
高圧炉心注水系
逃がし安全弁（手動逃がし機能）
自動減圧系（手動逃がし機能）
非常用炉心冷却系（残留熱除去系（低圧注水モード），原子炉隔離時冷却系，高圧炉心注水系，自動減圧系）
安全保護系（原子炉緊急停止の安全保護回路，
非常用炉心冷却系作動の安全保護回路，主蒸気隔離の安全保護回路，原子炉格納容器隔離の安
全保護回路，非常用ガス処理系作動の安全保護回路）
非常用所内電源系
中央制御室及びその遮へい・非常用換気空調系
非常用補機冷却水系
直流電源系
逃がし安全弁（吹き止まり機能に関連する部分）
事故時監視計器の一部
制御室外原子炉停止装置（安全停止に関連するもの）- 2-5 -

次に，上記の系統から，火災によって原子炉の安全停止に必要な機能に影響を及ぼす系統を抽出する。抽出にあたり，下表に示す項目に該当する場合は，火災によっても原子炉の安全機能（「原子炉の安全停止に必要な機能」及び「放射性物質貯蔵等の機能」）に影響を及ぼさないことから，これらに該当するものは対象外とする。（表 2-2）
表 2-2：火災によっても影響を及ぼさない項目①②

系統を構成する機器等が，原子炉圧力容器に設置されていること，水没していること，原子炉停止中には機能要求がなく原子炉運転中には窒素封入された原子炉格納容器内に設置されていること等，環境条件
から火災が発生するおそれがないもの
金属製の配管やタンク，手動弁，逆止弁等，火災源とはならず，かつ
外部からの火災によっても機能喪失をしない等，火災の影響で機能喪
失のおそれがないもの

表 2-2 の各項目が，火災によっても原子炉の安全機能に影響を及ぼさないものであることについて，以下のとおり評価を行った。

- 2-6 -

① 環境条件から火災が発生するおそれがないもの
原子炉圧力容器は，原子炉の状態が運転・起動・高温停止・冷温停止の状態にあっては，原子炉冷却材を含む閉じた系統となり，原子炉圧力容器
内で火災が発生するおそれはない。
原子炉格納容器は，通常運転中は容器内部に窒素が封入され雰囲気が不活性化されていること，窒素が封入されていない期間については，資料１の添付資料１で示すとおり，火災の発生防止，火災の感知及び消火，火災の影響軽減それぞれの対策を実施することから，原子炉格納容器内での火災が機能に影響を及ぼすおそれはない。
使用済燃料プール等のように水で満たされている設備の内部についても，火災が発生するおそれはない。
以上のように，環境条件から火災が発生するおそれがないと判断できる
系統については，火災によっても原子炉の安全機能に影響を及ぼさないものとする。

- 2-7 -

② 火災の影響で機能喪失のおそれがないもの
金属製の配管，タンク，手動弁，逆止弁等やコンクリート製の構造物等は，不燃性材料で構成されている。また，配管，タンク，手動弁，電動弁等（フランジ部等を含む）には内部の液体の漏えいを防止するため不燃性ではないパッキン類が装着されているが，これらは弁，フランジ等の内部に取り付けており，機器外の火災によってシート面が直接加熱されることはない。機器自体が外部からの炎に炙られて加熱されると，パッキンの温度も上昇するが，パッキン類のシート面は機器内の液体と接触しており，大幅な温度上昇は考えにくい。仮に，万一パッキン類が長時間高温になってシート性能が低下したとしても，シート部からの漏えいが発生する程度
で，弁，配管等の機能が失われることはなく，他の機器等への影響もない。
（図 2-1）
一方，計装配管については，火災によって当該配管そのものは機械的に破損することはないが，火災による配管内部の温度上昇によって計器指示等が異常値を示す可能性がある。しかしながら，原子炉の安全停止に必要な機能をもつ系統は区分分離されているため，火災によって一つの区分の計器指示値等が異常値を示す場合は，火災の影響軽減対策として系統分離された健全な区分にて各パラメータを確認できる。
以上より，不燃性材料のうち，金属製の配管，タンク，手動弁，逆止弁等やコンクリート製の構造物等で構成されている系統については，火災によっても原子炉の安全機能に影響を及ぼさないものとする。
以上を踏まえ，表 2-1 で示した「原子炉の安全停止に必要な機能を達成するための系統」の中から，表 2-2 を参考に，火災によってこれらの機能に影響を及ぼす系統を，以下のとおり抽出する。

- 2-8 -

弁

パッキン押さえグランドパッキン

ガスケット

配管フランジ（タンクも同様）
ガスケット

配管

ボルト
フランジ

図 2-1：弁・配管等に使用されているパッキン類- 2-9 -

2.3.1．原子炉冷却材圧力バウンダリ機能
重要度分類審査指針によると，原子炉冷却材圧力バウンダリ機能に該当する系統は「原子炉冷却材バウンダリを構成する機器・配管系（原子炉圧力容器，
原子炉再循環ポンプ，配管，弁，隔離弁，制御棒駆動機構ハウジング，中性子束計装ハウジング。なお，計装等の小口径配管・機器は除く。）」である。原子炉冷却材圧力バウンダリの系統図を添付資料２の図１に示す。
このうち，原子炉格納容器内に設置されている機器，配管，弁等は表 2-2 の①項に該当することから，火災によって機能に影響が及ぶおそれはない。また，
原子炉格納容器外に設置されている配管については，金属等の不燃性材料で構成する機械品であるため，火災による機能喪失は考えにくく，表 2-1 の②項に該当することから，火災発生のおそれはない。
一方，原子炉冷却材バウンダリを構成する隔離弁のうち，格納容器外側の電動弁の一部は，火災によって原子炉冷却材圧力バウンダリ機能に影響が及ぶ可能性を否定できない。
したがって，原子炉の安全停止に必要な機能を達成するための系統として，「原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する隔離弁」を抽出する。

2.3.2．過剰反応度の印加防止機能
重要度分類審査指針によると，過剰反応度の印加防止機能に該当する系統は「制御棒カップリング（制御棒カップリング，制御棒駆動機構カップリング，
制御棒駆動機構ラッチ機構）」である。
制御棒カップリング等は，原子炉格納容器内に設置されており表 2-2 の①項に該当することから，火災によって過剰反応度の印加防止機能に影響が及ぶおそれはない。
したがって，火災によって過剰反応度の印加防止機能に影響を及ぼす系統はない。

- 2-10 -2.3.3．炉心形状の維持機能
重要度分類審査指針によると，炉心形状の維持機能に該当する系統は「炉心支持構造物，燃料集合体（燃料を除く）」である。
炉心支持構造物，燃料集合体は，原子炉圧力容器内に設置されており表 2-2の①項に該当することから，火災によって炉心形状の維持機能に影響が及ぶおそれはない。
したがって，火災によって炉心形状の維持機能に影響を及ぼす系統はない。

2.3.4．原子炉の緊急停止機能
重要度分類審査指針によると，原子炉の緊急停止機能に該当する系統は「原子炉停止系の制御棒による系（制御棒及び制御棒駆動系（スクラム機能））」である。制御棒及び制御棒駆動系（スクラム機能）の系統概略図を図 2-2 に示す。
このうち，制御棒，制御棒案内管は原子炉格納容器内に設置されており表 2-2の①項に該当すること，制御棒駆動機構は金属等の不燃性材料で構成する機械品であるため，火災による機能喪失は考えにくく，表 2-2 の②項に該当すると考えられることから，火災によって原子炉の緊急停止機能に影響が及ぶおそれはない。
スクラム機能が要求される水圧制御ユニットについては，当該ユニットのアキュムレータ，窒素容器，配管は金属等の不燃性材料で構成する機械品である
ため，火災による機能喪失は考えにくく，表 2-2 の②項に該当すると考えられる。また，スクラム弁・スクラムパイロット弁は，金属部品とケーブル・ダイ
ヤフラム等の非金属部品によって構成されるが，金属部品よりも融点の低い非金属部品について評価する。火災によってケーブルが機能喪失した場合は，ス
クラム弁・スクラムパイロット弁の作動用電磁弁が無励磁となるため，自動的に制御棒が挿入される。万一火災によってケーブルが損傷し，すべての電磁弁が無励磁とならない場合においても，電磁弁の電源を OFF とすることによってスクラム弁を「開」動作し制御棒を挿入させることができる。また，火災によってスクラム弁・スクラムパイロット弁のダイヤフラム等が機能喪失した場合も，自動的に制御棒が挿入される構造となっている。以上より，水圧制御ユニ
ットは火災によってスクラム機能に影響が及ぶおそれはない。
したがって，火災によって原子炉の緊急停止機能に影響を及ぼす系統はない。

- 2-11 -制御棒

原子炉圧力容器原子炉格納
容器内

制御棒案内管制御棒カップリング
制御棒駆動機構
カップリング

原子炉圧力容器底部

制御棒（全２０５体）ラッチ

水圧制御ユニット
制御棒駆動機構ラッチ機構

制御棒駆動機構（全２０５体）

計装空気系

原子炉
緊急
停止系

FO

スクラム弁

スクラムパイロット弁

窒素容器

アキュムレータ

スクラムパイロット弁

窒素容器

区分Ⅱより電源供給

原子炉
緊急
停止系

FO

アキュムレータ

スクラム弁

計装空気系

区分Ⅲより電源供給
水圧制御ユニット（全１０３基）

図 2-2：制御棒及び制御棒駆動系（水圧制御ユニット）の系統概略図- 2-12 -2.3.5．未臨界維持機能
重要度分類審査指針によると，未臨界維持機能に該当する系統は「原子炉停止系（制御棒による系，ほう酸水注入系）」である。
このうち，制御棒による系は，2.3.4．に記載のとおりであり，火災によって未臨界維持機能に影響が及ぶおそれはない。
ほう酸水注入系については，図 2-3 に系統概略図を示すが，貯蔵タンク，配管，手動弁等は金属等の不燃性材料で構成する機械品であるため，火災による機能喪失は考えにくく，表 2-2 の②項に該当すると考えられる。一方，ポンプ，
電動弁については，火災によって電源ケーブル等が機能喪失すると当該ポンプ，
電動弁も機能喪失することとなるため，火災によってほう酸水注入系が機能喪失するおそれがある。
したがって，原子炉の安全停止に必要な機能を達成するための系統として，未臨界維持機能が要求される「ほう酸水注入系」を抽出する。
なお，「ほう酸水注入系」が機能喪失しても，未臨界維持機能としては「制御棒による系」があり，当該系統については火災が発生しても機能に影響が及
ぶおそれはない。このため，火災によって未臨界維持機能に影響が及ぶおそれはない。

- 2-13 -

MO

MO

AO

ほう酸水注入系
貯蔵タンク（１００％×１基）

高圧炉心注水系

MOMO

ほう酸水注入系ポンプ（１００％×２台）
ほう酸水注入系

制御棒（全２０５本）制御棒
制御棒案内管制御棒カップリング
制御棒駆動機構
カップリング

原子炉圧力容器底部
ラッチ

水圧制御ユニット
制御棒駆動機構ラッチ機構

詳細図

計装空気系

原子炉
緊急
停止系

FO
スクラムパイロット弁

スクラム弁

スクラムパイロット弁
窒素容器

アキュムレータ

区分Ⅱより電源供給

計装空気系

窒素容器

区分Ⅰより電源供給

FO
スクラム弁

アキュムレータ

制御棒駆動機構（全２０５体）

原子炉
緊急
停止系

区分Ⅲより電源供給
水圧制御ユニット（全１０３基）

図 2-3：ほう酸水注入系及び制御棒による系の系統概略図- 2-14 -2.3.6．原子炉冷却材圧力バウンダリの過圧防止機能
重要度分類審査指針によると，原子炉冷却材圧力バウンダリの過圧防止機能に該当する系統は「逃がし安全弁（安全弁としての開機能）」である。
逃がし安全弁（安全弁としての開機能）は，原子炉格納容器内に設置されており表 2-2 の①項に該当することから，火災によって原子炉冷却材圧力バウン
ダリの過圧防止機能に影響が及ぶおそれはない。
したがって，火災によって原子炉冷却材圧力バウンダリの過圧防止機能に影響を及ぼす系統はない。

2.3.7．原子炉停止後の除熱機能
重要度分類審査指針によると，原子炉停止後の除熱機能に該当する系統は「残留熱を除去する系統（残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード），原子炉隔離時冷却系，高圧炉心注水系，逃がし安全弁（手動逃がし機能），自動減圧系（手動逃がし機能））」である。
これらの系統を構成する機器等のうち，ポンプ，電動弁，電磁弁等について
は，火災によって電源ケーブルや制御ケーブル等が機能喪失すると当該ポンプ，
電動弁，電磁弁等も機能喪失することとなるため，火災によって原子炉停止後の除熱機能が喪失するおそれがある。
したがって，原子炉の安全停止に必要な機能を達成するための系統として，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード），原子炉隔離時冷却系，高圧炉心注水
系，逃がし安全弁（手動逃がし機能），自動減圧系（手動逃がし機能）を抽出する。
なお，「逃がし安全弁（手動逃がし機能）」が機能喪失しても，手動逃がし機
能としては「自動減圧系（手動逃がし機能）」があり，当該系統については火災防護対象とすることによって未臨界維持機能を確保する。このため，「逃がし安全弁（手動逃がし機能）」の火災によって，原子炉停止後の除熱機能に影響が及
ぶおそれはない。

- 2-15 -2.3.8．炉心冷却機能
重要度分類審査指針によると，炉心冷却機能に該当する系統は「非常用炉心冷却系（残留熱除去系（低圧注水モード），原子炉隔離時冷却系，高圧炉心注水
系，自動減圧系）」である。
これらの系統を構成する機器等のうち，ポンプ，電動弁，電磁弁等について
は，火災によって電源ケーブルや制御ケーブル等が機能喪失すると当該ポンプ，
電動弁，電磁弁等も機能喪失することとなるため，火災によって炉心冷却機能が喪失するおそれがある。
したがって，原子炉の安全停止に必要な機能を達成するための系統として，残留熱除去系（低圧注水モード），原子炉隔離時冷却系，高圧炉心注水系，自動減圧系を抽出する。

2.3.9．工学的安全施設及び原子炉停止系への作動信号の発生機能
重要度分類審査指針によると，工学的安全施設及び原子炉停止系への作動信号の発生機能に該当する系統は「安全保護系（原子炉緊急停止の安全保護回路，
非常用炉心冷却系作動の安全保護回路，主蒸気隔離の安全保護回路，原子炉格
納容器隔離の安全保護回路，非常用ガス処理系作動の安全保護回路）」である。
これらは，火災による機能への影響について個別に評価する必要がある。
したがって，ここでは，原子炉の安全停止に必要な機能を達成するための系
統として，安全保護系を抽出する。

- 2-16 -2.3.10．安全上特に重要な関連機能
重要度分類審査指針によると，安全上特に重要な関連機能に該当する系統は「非常用所内電源系，制御室及びその遮へい・非常用換気空調系，非常用補機
冷却水系，直流電源系」である。
これらの系統を構成する機器等のうち，ポンプ，電動弁等については火災によって電源ケーブル等が機能喪失すると当該ポンプ，電動弁等も機能喪失することとなる。また，電源盤，制御盤等については，当該盤等から火災が発生する可能性を否定できない。
したがって，原子炉の安全停止に必要な機能を達成するための系統として，
非常用ディーゼル発電機，非常用交流電源系，直流電源系，原子炉補機冷却水系，原子炉補機冷却海水系，非常用換気空調系，中央制御室非常用換気空調系，換気空調補機非常用冷却系を抽出する。なお，原子炉の安全停止に必要な換気設備の抽出について，添付資料３に示す。

2.3.11．安全弁及び逃がし弁の吹き止まり機能
重要度分類審査指針によると，安全弁及び逃がし弁の吹き止まり機能に該当する系統は「逃がし安全弁（吹き止まり機能に関連する部分）」である。
逃がし安全弁（吹き止まり機能に関連する部分）は，原子炉格納容器内に設置されており表 2-2 の①項に該当することから，火災によって本機能に影響が及ぶおそれはない。
したがって，火災によって安全弁及び逃がし弁の吹き止まり機能に影響を及ぼす系統はない。

- 2-17 -2.3.12．事故時のプラント状態の把握機能
重要度分類審査指針によると，事故時のプラント状態の把握機能に該当する系統は「事故時監視計器の一部」である。
これらの系統を構成する機器等については，火災によって制御ケーブル等が機能喪失すると当該計器が機能喪失し，事故時のプラント状態の把握機能を喪失するおそれがある。
したがって，原子炉の安全停止に必要な機能を達成するための系統として，事故時監視計器の一部から「安全機能を有する計測制御装置の設計指針（JEAG4611-2009）」を参考に必要な計測制御装置を抽出する。

2.3.13．制御室外からの安全停止機能
重要度分類審査指針によると，制御室外からの安全停止機能に該当する系統
は「制御室外原子炉停止装置（安全停止に関連するもの）」である。
本装置の制御盤等については，当該盤等から火災が発生する可能性を否定できない。したがって，原子炉の安全停止に必要な機能を達成するための系統として，制御室外原子炉停止装置（安全停止に関連するもの）を抽出する。

- 2-18 -3．原子炉の安全停止に必要な機能を達成するための火災防護対象系統の特定
2.3．による整理の結果，火災が発生した場合に「原子炉の安全停止に必要な機能を達成するための系統」として，火災防護対象とする系統は，それぞれの系統の操作と監視に必要な計測制御系も含めると以下のとおりとなる。それぞれの系統図（制御室外原子炉停止装置，計測制御系を除く）を添付資料２に示す。
(1) 原子炉冷却材圧力バウンダリ(2) 自動減圧系(3) 残留熱除去系(4) 原子炉隔離時冷却系(5) 高圧炉心注水系(6) 非常用ディーゼル発電機(7) 非常用交流電源系(8) 直流電源系(9) 原子炉補機冷却水系(10)原子炉補機冷却海水系(11)非常用換気空調系(12)中央制御室非常用換気空調系(13)換気空調補機非常用冷却系(14)制御室外原子炉停止装置(15)計測制御系（事故時監視計器の一部を含む）(16)安全保護系- 2-19 -4．原子炉の安全停止に必要な機能を達成するための系統の境界を構成する電動弁
等「3．原子炉の安全停止に必要な機能を達成するための火災防護対象系統の特定」で示した系統は，「原子炉の安全停止に必要な機能を達成するための系統以
外の系統（以下，「他系統」という。）」と境界を構成する「電動弁」及び「空気作動弁」が，火災により期待する機能に影響を受ける可能性があることから，
以下に示すとおり，「原子炉の安全停止に必要な機器」となる可能性のあるもの
して網羅的に抽出する。
(1)

原子炉冷却材圧力バウンダリ
原子炉冷却材圧力バウンダリには，他系統と境界を構成する電動弁，空気作動弁，窒素作動弁として，以下の弁が設置されている。
（添付資料２の図１参照）
・ 主蒸気内側隔離弁（B21-NO-F002）
・ 主蒸気外側隔離弁（B21-AO-F003）
・ 主蒸気ドレンライン内側隔離弁（B21-MO-F005）
・ 主蒸気ドレンライン外側隔離弁（B21-MO-F006）
・ MS 原子炉圧力容器１次ベント弁（B21-MO-F013）
・ MS 原子炉圧力容器２次ベント弁（B21-MO-F014）
・ RHR 注入隔離弁（E11-MO-F005）
・ RHR 停止時冷却内側隔離弁（E11-MO-F010）
・ RHR 停止時冷却外側隔離弁（E11-MO-F011）
・ HPCF 注入隔離弁（E22-MO-F003）
・ RCIC 蒸気ライン内側隔離弁（E51-MO-F035）
・ RCIC 蒸気ライン外側隔離弁（E51-MO-F036）
・ RCIC 系蒸気ライン暖機弁（E51-MO-F048）
・ CUW 吸込ライン内側隔離弁（G31-MO-F002）
・ CUW 吸込ライン外側隔離弁（G31-MO-F003）
・ CUW RPV ヘッドスプレイ隔離弁（G31-MO-F017）
・ CUW 炉水サンプル内側隔離弁（G31-MO-F071）
・ CUW 炉水サンプル外側隔離弁（G31-MO-F072）- 2-20 -

(2)

自動減圧系
自動減圧系には，他系統と境界を構成する電動弁，空気作動弁は設置されていない。（添付資料２の図１参照）(3)

残留熱除去系
残留熱除去系には，他系統と境界を構成する電動弁として，以下の弁が設置されている。（添付資料２の図２参照）
・ RHR 燃料プール側第一出口弁（E11-MO-F014）
・ RHR 燃料プール側第二出口弁（E11-MO-F015）
・ RHR SPH 第一止め弁（E11-MO-F029）
・ RHR SPH 第二止め弁（E11-MO-F030）
・ RHR 系統暖機弁（E11-MO-F031）
・ RHR 系プロセスサンプル第一隔離弁（E11-MO-F043）
・ RHR 系プロセスサンプル第二隔離弁（E11-MO-F044）
・ RHR 系 PASS 第一炉水サンプリング弁（E11-MO-F045）
・ RHR 系 PASS 第二炉水サンプリング弁（E11-MO-F046）
・ HPCF 第二試験用調節弁（E22-MO-F009）
・ HPCF 最小流量バイパス弁（E22-MO-F010）
・ RCIC 第二試験用調節弁（E51-MO-F009）
・ RCIC 最小流量バイパス弁（E51-MO-F011）(4)

原子炉隔離時冷却系
原子炉隔離時冷却系には，他系統と境界を構成する電動弁，窒素作動弁として，以下の弁が設置されている。（添付資料２の図４参照）
・ 主蒸気内側隔離弁（B21-NO-F002）
・ 主蒸気ドレンライン内側隔離弁（B21-MO-F005）
・ RHR 試験用調節弁（E11-MO-F008）
・ RHR 系統暖機弁（E11-MO-F031）
・ HPCF CSP 側吸込弁（E22-MO-F001）
・ RCIC 系第一蒸気ドレン止め弁（E51-MO-F040）
・ RCIC 系第二蒸気ドレン止め弁（E51-MO-F041）
・ RCIC 系蒸気ライン暖機弁（E51-MO-F048）
・ RCIC HPAC タービン止め弁（E51-MO-F065）（今後設置予定）
・ SPCU CSP 側吸込弁（G51-MO-F010）- 2-21 -(5)高圧炉心注水系
高圧炉心注水系には，他系統と境界を構成する電動弁として，以下の弁が設置されている。（添付資料２の図３参照）
・ RCIC CSP 側吸込弁（E51-MO-F001）
・ SPCU CSP 側吸込弁（G51-MO-F010）(6)

非常用ディーゼル発電機
非常用ディーゼル発電機には，他系統と境界を構成する電動弁，空気作動
弁は設置されていない。（添付資料２の図８参照）(7)

非常用交流電源系
非常用交流電源系には，電動弁，空気作動弁は設置されていない。

(8)

直流電源系
直流電源系には，電動弁，空気作動弁は設置されていない。

(9)

原子炉補機冷却水系
原子炉補機冷却水系には，他系統と境界を構成する空気作動弁として，以下の弁が設置されている。（添付資料２の図５参照）
・ RCW 常用冷却水緊急遮断弁（P21-AO-F014）(10) 原子炉補機冷却海水系
原子炉補機冷却海水系には，他系統と境界を構成する弁はあるが，電動弁，空気作動弁は設置されていない。（添付資料２の図７参照）(11) 非常用換気空調系
非常用換気空調系には，他系統と境界を構成する電動弁，空気作動弁は設置されていない。（添付資料２の図９参照）- 2-22 -(12) 中央制御室非常用換気空調系
中央制御室非常用換気空調系には，他系統と境界を構成する電動弁，空気作動弁は設置されていない。（添付資料２の図 11 参照）(13) 換気空調補機非常用冷却系
換気空調補機非常用冷却系には，他系統と境界を構成する電動弁，空気作動弁は設置されていない。（添付資料２の図６参照）(14) 制御室外原子炉停止装置
制御室外原子炉停止装置には，電動弁，空気作動弁は設置されていない。
(15) 計測制御系（事故時監視計器の一部を含む）
計測制御系には，電動弁，空気作動弁は設置されていない。
(16) 安全保護系
安全保護系には，電動弁，空気作動弁は設置されていない。

- 2-23 -5．原子炉の安全停止に必要な機能を達成するための多重化された系統間を接続す
る電動弁等「3．原子炉の安全停止に必要な機能を達成するための火災防護対象系統の特定」で示した系統には，多重化された系統間が電動弁及び空気作動弁により接続されている系統があり，これらが火災により期待する機能に影響を受ける可能性があることから，以下に示すとおり，「原子炉の安全停止に必要な機器」となる可能性のあるものとして抽出する。
(1)

原子炉冷却材圧力バウンダリ
原子炉冷却材圧力バウンダリは，多重化された系統ではない。
（添付資料２の図１参照）

(2)

自動減圧系
自動減圧系は，多重化された系統間が電動弁や空気作動弁によって接続されていない。（添付資料２の図１参照）(3)

残留熱除去系
残留熱除去系には，多重化された系統間を接続する電動弁として，以下の弁が設置されている。（添付資料２の図２参照）
・ RHR 燃料プール側第一出口弁（E11-MO-F014）
・ RHR SPH 第一止め弁（E11-MO-F029）
・ RHR SPH 第二止め弁（E11-MO-F030）
・ RHR 系統暖機弁（E11-MO-F031）(4)

原子炉隔離時冷却系
原子炉隔離時冷却系は，多重化された系統ではない。
（添付資料２の図４参照）(5)

高圧炉心注水系
高圧炉心注水系には，多重化された系統間を接続する電動弁として，以下の弁が設置されている。
（添付資料２の図３参照）
・ HPCF CSP 側吸込弁（E22-MO-F001）- 2-24 -(6)非常用ディーゼル発電機
非常用ディーゼル発電機は，多重化された系統間が電動弁や空気作動弁によって接続されていない。（添付資料２の図８参照）(7)

非常用交流電源系
非常用交流電源系には，電動弁及び空気作動弁は設置されていない。
なお，多重化された非常用母線を接続する連絡母線に対する火災影響について評価を行った。その結果を添付資料４に示す。

(8)

直流電源系
直流電源系には，電動弁及び空気作動弁は設置されていない。
なお，多重化された直流母線を接続する連絡母線に対する火災影響について評価を行った。その結果を添付資料４に示す。
(9)

原子炉補機冷却水系
原子炉補機冷却水系には，多重化された系統間が電動弁や空気作動弁によって接続されていない。（添付資料２の図５参照）(10) 原子炉補機冷却海水系
原子炉補機冷却海水系には，多重化された系統間が電動弁や空気作動弁によって接続されていない。（添付資料２の図７参照）(11) 非常用換気空調系
非常用換気空調系には，多重化された系統間が電動弁及び空気作動弁によって接続されていない。（添付資料２の図９参照）- 2-25 -(12) 中央制御室非常用換気空調系
中央制御室非常用換気空調系は，多重化された系統ではない。
(13) 換気空調補機非常用冷却系
換気空調補機非常用冷却系には，多重化された系統間が電動弁及び空気作動弁によって接続されていない。（添付資料２の図７参照）(14) 制御室外原子炉停止装置
制御室外原子炉停止装置には，電動弁，空気作動弁は設置されていない。
(15) 計測制御系
計測制御系には，電動弁，空気作動弁は設置されていない。
(16) 安全保護系
安全保護系には，電動弁，空気作動弁は設置されていない。

- 2-26 -6．原子炉の安全停止に必要な機器の特定
前 3．～5．の検討結果を踏まえ，3．の(1)～(16)の系統に対する火災防護対象として原子炉の安全停止に必要な機器を特定した。特定にあたっては，機器毎に原子炉の安全停止に必要な機能を有していること，表 2-2 を踏まえても火
災によって影響が及ぶものであることを考慮した。特定した結果を添付資料５に示す。
なお，「実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」第九条で要求される溢水防護に対する防護対象と，「原子炉の安全
停止に必要な機器」及び「放射性物質の貯蔵等に必要な機器」と合わせた機器の比較を添付資料６に示す。

- 2-27 -

添付資料１

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における「重要度分類審査指針」に基づく原子炉の安全停止に必要な機能及び系統の抽出について

添付資料１

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における「重要度分類審査指針」に基づく原子炉の安全停止に必要な機能及び系統の抽出について
除外理由
分類

定義

PS-1

その損傷又は故障により発生する事象によって、(a) 炉心の著しい損傷、又は(b) 燃料の大量の破損を引き起こすおそれのある構築物、系統及び機器

MS-1

異常状態発生時に原子炉を緊急に停止し、残留熱を除去し、原子炉冷却材圧力バ
ウンダリの過圧を防止し、敷地周辺公衆への過度の放射線の影響を防止する構築
物、系統及び機器

機能構築物，系統及び機器

１）原子炉冷却材圧力バウンダリ機能２）過剰反応度の印加防止機能
３）炉心形状の維持機
能１）原子炉の緊急停止
機能２）未臨界維持機能
３）原子炉冷却材圧力バウンダリの過圧防
止機能

４）原子炉停止後の除熱機能

５）炉心冷却機能

MS-1

異常状態発生時に原子炉を緊急に停止し、残留熱を除去し、原子炉冷却材圧力バ
ウンダリの過圧を防止し、敷地周辺公衆への過度の放射線の影響を防止する構築
物、系統及び機器

６）放射性物質の閉じ込め機能、放射線の遮
へい及び放出低減機
能

安全上必須なその他の構築物、系統及び機器
１）工学的安全施設及び原子炉停止系への作動信号の発生機能

原子炉冷却材圧力バウンダ
リを構成する機器
原子炉冷却材圧力バウンダ
リを構成する配管・弁
原子炉冷却材圧力バウンダ
リを構成する隔離弁
制御棒カップリング
炉心支持構造物
燃料集合体（燃料を除く）
原子炉停止系の制御棒による系（制御棒，制御棒案内
管，制御棒駆動機構）
原子炉停止系の制御棒による系（水圧制御ユニット）
原子炉停止系（制御棒による系）
原子炉停止系（ほう酸水注入系）
逃がし安全弁（安全弁としての開機能）
残留熱除去系（原子炉停止
時冷却モード）原子炉隔離時冷却系
高圧炉心注水系
自動減圧系（手動逃がし機
能）逃がし安全弁（手動逃がし機能）
残留熱除去系（低圧注水モード）
原子炉隔離時冷却系
高圧炉心注水系
自動減圧系
原子炉格納容器
原子炉建屋
原子炉格納容器隔離弁
原子炉格納容器スプレイ冷
却系
非常用ガス処理系
可燃性ガス濃度制御系
安全保護系（原子炉緊急停止の安全保護回路，非常用
炉心冷却系作動の安全保護
回路，主蒸気隔離の安全保護回路，原子炉格納容器隔
離の安全保護回路，非常用
ガス処理系作動の安全保護
回路）- 2-添付 1-1 -

機能

対象

①
環境

②
不燃

○

-

○

-

○

-

○

○

○

○
一部

-

-

○

-

○

-

○

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○

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○

○

○

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○

○

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○

○

○

○

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○

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○

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○

○

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○

○

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○

○

-

-

-

-

-

○

-

-

-

-

-

-

-

-

○

○

-

-

除外理由
分類

定義

MS-1

安全上必須なその他の構築物、系統及び機器

機能構築物，系統及び機器

２）安全上特に重要な
関連機能

PS-2

その損傷又は故障により発生する事象によって、炉心の著しい損傷又は燃料の大量の破損を直ちに引き起こ
すおそれはないが、敷地外への過度の放射性物質の放出のおそれのある構築物、系統及び機器

１）原子炉冷却材を内蔵する機能
２）原子炉冷却材圧力バウンダリに直接接続されていないものであって、放射性物質を貯蔵する機能
３）燃料を安全に取り
扱う機能

MS-2

通常運転時及び運転時の異常な過渡変化時に作動を要求されるものであって、その故障により、炉心冷却が損なわれる可能性の高い構
築物、系統及び機器
ＰＳ－２の構築物、系統及び機器の損傷又は故障により敷地周辺公衆に与える放射線の影響を十分小さくす
るようにする構築物、系統及び機器

１）安全弁及び逃がし
弁の吹き止まり機能

１）燃料プール水の補給機能異常状態への対応上特に重要な構築物、系統及び機器異常状態の起因事象となるも の で あ っ て 、 PS-1 及 び
PS-2 以外の構築物、系統及び機器

残留熱除去系（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燃料プールまでの配管，弁）
放射性気体廃棄物処理系の隔離弁
排気筒（非常用ガス処理系
排気管の支持機能以外）
燃料集合体落下事故時放射能放出を低減する系（原子炉建屋，非常用ガス処理系）
原子炉停止，炉心冷却，放射性物質閉じ込めの機能を監視するのに最小限必要なもの（原子炉の停止状態，
炉心冷却の状態，放射能閉
じ込め機能の状態）

１）事故時のプラント状態の把握機能

PS-3

対象

①
環境

②
不燃

○

○

-

-

-

-

-

○

-

-

-

○

-

-

○

○

-

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-

○

-

○

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-

-

-

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○

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-

-

○

○

-

-

○

○

-

-

○

○

-

-

○

○

-

-

-

-

-

○

-

-

○

○

安全弁及び逃がし弁の吹き止まり機能２）放射性物質放出の
防止機能

MS-2

非常用ディーゼル発電機
非常用交流電源系
直流電源系
原子炉補機冷却水系
原子炉補機冷却海水系
非常用換気空調系
中央制御室非常用換気空調
系
換気空調補機非常用冷却系
主蒸気系
原子炉冷却材浄化系（いずれも格納容器隔離弁の外側のみ）
放射性廃棄物処理施設（放射能インベントリの大きいもの）
使用済燃料プール（使用済
燃料ラックを含む）
新燃料貯蔵庫燃料取扱装置機能２）制御室外からの安
全停止機能
１）原子炉冷却材保持
機能（ＰＳ－１、ＰＳ－２以外のもの
２）原子炉冷却材の循
環機能

重要な手動操作の判断を行う上で最小限必要なもの（ 低 温 停 止 へ の 移 行 ,サ プ
レッションプール冷却）
重要な手動操作の判断を行う上で最小限必要なもの（格納容器スプレイ，可燃
性ガス濃度制御系起動）
制御室外原子炉停止装置
原子炉冷却材圧力バウンダ
リから除外される計装等の小口径配管，弁
原子炉再循環系- 2-添付 1-2 -

除外理由
分類

定義

PS-3

異常状態の起因事象となるも の で あ っ て 、 PS-1 及 び
PS-2 以外の構築物、系統及び機器

機能構築物，系統及び機器

３）放射性物質の貯蔵機能４） 電源供給機能（非常用を除く）

５）プラント計測・制御機能（安全保護機能を除く。）

６）プラント運転補助機能
原子炉冷却材中放射性物質
濃度を通常運転に支障のない程度に低く抑える構築
物、系統及び機器

MS-3

運転時の異常な過渡変化があっても、MS-1、MS-2 とあ
いまって、事象を緩和する
構築物、系統及び機器

１）核分裂生成物の原
子炉冷却材
中への放散防止機能
２）原子炉冷却材の浄化機能

１）原子炉圧力の上昇の緩和機能

２）出力上昇の抑制機
能
運転時の異常な過渡変化があっても、MS-1、MS-2 とあ
いまって、事象を緩和する
構築物、系統及び機器

３）原子炉冷却材の補給機能
４）原子炉冷却材の再循環流量低下の緩和
機能異常状態への対応上必要な構築物、系統及び機器
１）緊急時対策上重要なもの及び異常状態
の把握機能

機能

対象

①
環境

②
不燃

-

-

-

○

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

-

○

○

原子炉冷却材浄化系
復水浄化系

-

-

-

-

逃がし安全弁（手動逃がし
機能）

-

-

-

-

タービンバイパス弁

-

-

-

-

-

-

-

-

サプレッションプール水排
水系
復水貯蔵槽
液体廃棄物処理系
固体廃棄物処理系
新燃料貯蔵庫タービン
発電機及びその励磁装置
復水系
給水系
循環水系
送電線
変圧器
開閉所
原子炉制御系計装（制御棒
価値ミニマイザを含む）
原子炉核計装の一部（制御
棒駆動制御系）
原子炉プラントプロセス計
装
補助ボイラ設備
計装用圧縮空気系
燃料被覆管

原子炉再循環系（再循環ポンプトリップ機能）
制御棒引抜監視装置
選択制御棒挿入系
制御棒駆動水圧系

-

-

-

-

原子炉隔離時冷却系

-

○

-

-

原子炉冷却材再循環ポンプ
MG セット

-

-

-

-

-

-

-

-

緊急時対策所
試料採取系
通信連絡設備
放射能監視設備
事故時監視計器の一部
消火系
安全避難通路非常用照明- 2-添付 1-3 -添付資料２

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における原子炉の安全停止に必要な機能を達成するための系統

柏崎刈羽原子力発電所－ 2-添付 2-1 －６号炉

－ 2-添付2-2 －MO

E11-MO-F005B，C

MO

G31-MO-F003

G31-AO-F072

AO

MO

E11-MO-F011A,B,C

試料採取系へCUW 系へRHR(A，B，C)系へ

FDW系よりRCIC 系より

B21-AO-F051B

AO

HPCF（B,C)系より E22-MO-F003B，C

RHR(B,C)系より

MO

B21-AO-F051A

AO

C41-F007

SLC 系よりFDW系よりRHR(A)系より
CUW 系より

MO

G31-MO-F017

CUW 系より

E11-NO-F006B，C

G31-MO-F002

G31-NO-F071

NOMO

E11-MO-F010A,B,C

MO

E22-NO-F004B，C

NO

NO

図1

LCW 系へ
B21-MO-F013

MO
B21-MO-F016

MO

MO

E51-MO-F048

MO

NO

NO

B21-F001G-SV ※2

B21-NO-F002A

E51-MO-F036

他系統との連絡弁（AO 弁，MO 弁のみ）

原子炉の安定停止に必要な機器

RCIC 系へ

MS系へ
M･CON へ

MS 系へ

MS 系へ

MS 系へ

MS 系へ

B21-MO-F006
MO

MO

B21-AO-F003B

AO

B21-AO-F003A

AO

B21-AO-F003D

AO

B21-AO-F003C

AO

原子炉の安定停止に必要な系統機能を発揮す
るために必要なライン

B21-MO-F005

MO

B21-NO-F002B

NONO

B21-NO-F002D

NO

B21-NO-F002C

B21-NO-F001G※2※1：C，F，H，L，N，R，Tも同様※2：B，D，E，J，K，M，P，S，U も同様
但し，原子炉の安定停止に必要な機器は
G，K，P のみ

B21-F003A-SV-3※1

B21-F001A-SV-2※1

E51-MO-F035

NO

B21-NO-F001A※１
B21-F001A-SV-1※１

原子炉冷却材圧力バウンダリ／自動減圧系

B21-MO-F014

MO

－ 2-添付2-3 －MOMO

E11-MO-F013A

E11-MO-F030A

SPH 系などへ

E11-MO-F029A

MO

MO

AO

AO

E11-MO-F045

MO

E11-MO-F043A

MO

E11-B001A

Hx

MO

MO

事故後
ｻﾝﾌﾟﾘﾝｸﾞ系へ

試料採取系へ

E11-C001A
RHR ポンプ(A)E11-C002A
RHR 封水ポンプ(A)E11-MOF012A

MO

MO

E11-MO-F010A

図2

残留熱除去系

他系統との連絡弁（AO 弁，MO 弁のみ）

原子炉の安定停止に必要な機器

MO

E11-MO-F030B,C

MO

MO

Hx

MO

E11-MO-F004B，C

MO

E11-MO-F031B,C

E11-MO-F043B,C

E11-MO-F029B,C

MO

E11-MO-F008B,C

MO

E11-MO-F013B,C

E11-B001B,C
MO

HPCF 系
E22-MO-F010B,C

MO

MUWC 系より

E11-MO-F014B,C

E22-MO-F009B,C

MO

E11-MO-F044B,C

試料採取系へMO

E11-C002B,CRHR 封水ポンプ(B,C)

E11-C001B,C
RHR ポンプ(B,C)

E11-MOF012B,C

MO

E11-MO-F021B,C

MO

E11-MO-F0019B,C

MO

E11-MO-F017B,C

SPH 系などへ

E11-MOF011B,C

MO

E22-MO-F005B,C

MO

E11-MO-F001B,C

MO

E11-MO-F010B,C

MO

E11-NO-F006B,C

NO

MO

E11-MO-F018B,C

原子炉の安定停止に必要な系統機能を発揮す
るために必要なライン

E11-MO-F001AMO

E11-MOF011A

MO

B21-AO-F051A

AO

FPC 系へ

E11-MO-F021A

MO

E51-MO-F011

E51-MO-F009

MO

MO

E11-MO-F015

CUW 系より

E11-MO-F044A

RCIC 系

E11-AO-F006A

MUWC
系より

E11-AO-F036A

E11-MO-F031A

MO

E11-MO-F008A

E11-MO-F004A

MO

MO

給水系より

MUWC 系
より

E11-MO-F005A

E11-MO-F014A

MOMO

－ 2-添付2-4 －P13-

MUWC 系へ

CSP

G13-A001

E22-MO-F001B
E22-

G51-MO-F010
G51MO
RHR 系へMO SPCU 系へ

MO

E22-

E22-

図3

E22-C001B
HPCF ポンプ(B)E22-MO-F010B

MO

MO

E51-MO-F001

高圧炉心冷却系

RCIC 系へ

MO

E22-

E22-C001C
HPCF ポンプ（Ｃ）

他系統との連絡弁（AO 弁，MO 弁のみ）

原子炉の安定停止に必要な機器

原子炉の安定停止に必要な系統機能を発揮す
るために必要なライン

E22-MO-F001C

E22MO

E22-MO-F006C
MO

E22-MO-F008CMO

MUWC 系より

E22-MO-F010C

MO

E22-MO-F009CMO

E11-MO-F003C

RHR 系へ

E22-NO-F004C

E22-NO-F004BMONONO

E22-MO-F006B

MO

E22-MO-F003B

E22-MO E22-MO-F008B -F009B

MO

MUWC 系より

－ 2-添付2-5 －

MO

NO

MO

MO

MO

MO

RHR 系より

E11-MO-F031A,B,C

RHR 系より

E11-MO-F008A,B,C

RHR 系より他系統との連絡弁（AO 弁，MO 弁のみ）

原子炉の安定停止に必要な機器

MO

E51-AO-F005

B21-AO-F051B

図4

E51-AO-F032

AO

E51-MO-F009

MO

MUWC 系より

AO

RHR 系等より

MO

E51-MO-F034※

MO

※設置予定

E51-MO-F039

MO

E51-MO-F068

MO

HO

CSP

P13-A001

E51-C003
復水ポンプ

E51-MO-F001

MO

PCV

AO

E51-AO-F040

E51-PCV-F013

E51-C002
RCIC タービン

E51-MO-F012

MO

E51-HO-F069

HPAC ポンプへ

E51-C001
RCIC ポンプ

E51-MO-F011

MO

E51-MO-F037

MO

原子炉隔離時冷却系

E51-AO-F031

AO

E51-MO-F008

MO

E51-MO-F004

MO

E51-MO-F065※

AO

E51-MO-F036

MO

原子炉の安定停止に必要な系統機能を発揮す
るために必要なライン

E51-MO-F035

E51-MO-F048

E51-MO-F006

B21-NO-F002

FC

B21-MO-F005

MO

E51-MO-F047

B21-AO-F003

AO

B21-MO-F006

MO

HPCF 系へ

復水器へ

G51-MO-F010

MO

MUWC 系へ

SPCU 系へ

E22-MO-F001(B,C)

MO

真空タンク

E51-C004
真空ポンプ

潤滑油冷却器E51-AO-F041

AO常用系機器負荷－ 2-添付2-6 －非常用ディーゼル発電設備

P21-MO-F055D

MO

ポンプ（ 軸RHRA)受冷却器

熱交換器（ A)
FPC

室空調機
SGTS(A)

ポンプ（ 室
FPC
A)空調機

室空調機
FCS(A)

格納容器雰囲気モニタラック（ A)

図5

ポンプ室空調機
SPCU

他系統との連絡弁（AO 弁，MO 弁のみ）

P21-MO-F013A

MO

MO
P21-MO-F025A,C

原子炉補機冷却系と読み替える。また，C 系は「HECW 冷凍機」はない。

但し，「RCIC ポンプ室空調機」は「HPCF ポンプ（B,C）室空調機」と冷凍機（ ・
HECW
A）
C

原子炉の安定停止に必要な機器

室空調機
RHR(A)

Ａ系のみ記載。Ｂ，Ｃ系も原則同様。

ポンプ室空調機
RCIC

原子炉の安定停止に必要な系統機能を発揮す
るために必要なライン

MO

P21-MO-F055A

P21-AO-F072D

AO

P21-AO-F072A

AO

熱交換器（ ）RHR
A

P21-MO-F082A

MO

P21-MO-F074A

MO

HECW(A)系へ

P21-A001A
RCW サージタンク(A)ポンプモータ軸受冷却器
RSW

P21-TCV-F006A,010A

RCW 系 防食剤注入タンク

P21-A002A

P21-C001D
RCW ポンプ（D)P21-C001A
RCW ポンプ（A)P21-B001A
RCW 熱交換器(A)P21-MO-F004A

MO

P21-B001D
RCW 熱交換器(D)P21-MO-F004DMO

－ 2-添付2-7 －

PCV

FC

PCV

FC

P25-PCV-F012B

P25-C001D
HECW ポンプ（Ｄ）

P25-C001B
HECW ポンプ（B）

P25-PCV-F012A

P25-C001CHECW ポンプ（C）

P25-C001AHECW ポンプ（Ａ）

P25-D001D
HECW 冷凍機(Ｄ)P25-D001B
HECW 冷凍機(B)P25-D001CHECW 冷凍機(C)P25-D001AHECW 冷凍機(A)図6

P21-A001B
RCW サージタンク(B)RCW(B)系へ

P21-A001A
RCW サージタンク(A)RCW(A)系へ

換気空調補機非常用冷却系

P25-A001
HECW 防食剤
注入タンク

FO

FO

FO

FO

FO

FO
P25-TCV-F022B

TCV

P25-TCV-F005B

TCV

P25-TCV-F016B

TCV

P25-TCV-F022A

TCV

P25-TCV-F005A

TCV

P25-TCV-F016A

TCV

原子炉の安定停止に必要な機器

原子炉の安定停止に必要な系統機能を発揮するために必要なライン

C/B 計測制御電源盤
区域（B)給気処理装置
U41-D621

MCR 給気処理装置(B)U41-D601B

D/G(B)/Z 給気処理装置
U41-D211

C/B 計測制御電源盤
区域（A)給気処理装置
U41-D611

MCR 給気処理装置(A)U41-D601A

D/G(A)/Z 給気処理装置
U41-D201

－ 2-添付2-8 －P21-B001D
RCW 熱交換器(D)P21-B001A
RCW 熱交換器(A)P41-MO-F006D

MO

図7

P41-MO-F004D

原子炉補機冷却海水系

放水口へ

P41-D001D
海水ストレーナ

P41-MO-F016A

P41-MO-F006A

MO

MO

P41-MO-F004A

MO

MO

放水口へ

P41-D001A
海水ストレーナ

取水口より雑用水系よりP41-C001A
RSW ポンプ(A)原子炉の安定停止に必要な機器

原子炉の安定停止に必要な系統機能を発揮するために必要なライン

Ａ系のみ記載。Ｂ，Ｃ系も同様

電解鉄イオン注入装置より

雑用水系よりP41-C001A
RSW ポンプ(D)

取水口より

電解鉄イオン注入装置より

P41-MO-F002D

MO

P41-MO-F002A

MO

－ 2-添付2-9 －R43-C005A-2
空気圧縮機（B)

空気だめ（自動）空気だめ（手動）

R43-C005A-1
空気圧縮機（A)R43-A004A-1

R43-A004A-2

図8

R43-B002A
潤滑油冷却器（機関台床付）外気より非常用ディーゼル発電機設備

R43-B005A
潤滑油加熱器（機関台床付）

R43-B006A
発電機軸受潤滑油冷却器(A)

オイルパン

R43-C001A
ディーゼル機関

R43-B001A
空気冷却器

R43-C004A
潤滑油プライミングポンプ

R43-C003A
機関付潤滑油ポンプ

R43-D003A
機関付潤滑油フィルタ

R43-SO-F069A

R43-TCV-F022A

R43-SO-F068A

R43-SO-F063A

R43-SO-F059A

主軸受へ
R43-C011A
潤滑油補給ポンプ

発電機

軸受

大気放出

R43-A007A
潤滑油補給タンク

Ａ系のみ記載。Ｂ，Ｃ系も同様

軸受

R43-C007A
機関付清水ポンプ

R43-D007A
排気サイレンサ

原子炉の安定停止に必要な機器

原子炉の安定停止に必要な系統機能を発揮するために必要なライン

R43-B004A
清水加熱器（機関台床付）

R43-B003A
清水冷却器 A

R43-TCV-F001A

R43-C002A
清水加熱器ポンプ

清水膨張タンク

R43-A002A

－ 2-添付2-10 －外気

U41-D511
Hx/A(A)非常用給気処理装置

U41-D201
DG(A)/Z 給気処理装置

U41-C611B
C/B計測制御電源盤
区域（A)送風機(B)U41-C611A
C/B計測制御電源盤
区域（A)送風機(A)図9U41-C511
Hx/A(A)非常用送風機

U41-C201B
DG(A)/Z 用送風機(B)U41-C201A
D/G(A）/Z 送風機(A)U41-D611
C/B 計測制御電源盤区
域（A)給気処理装置

U41-C612B
C/B計測制御電源盤
区域（A)排風機(B)U41-C612A
C/B計測制御電源盤
区域（A)排風機(A)Hx/A(A)非常用送風機については B,C 系も同様

Ａ系のみ記載。Ｂ系も同様

RIP(A)ASD 室

RIP(A)出力ﾄﾗﾝｽ室

A 系非常用電気品室

A 系 DG 燃料デイタンク室

A 系 DGM

非常用換気空調系（その１）

給気M

U41-C203A,B
DG(A）非常用送風機(A)（B)U41-D202
DG(A）非常用給気処理装置

C/B 計測制御電源盤区域（A)

区分（Ⅰ）バッテリー

区分（Ⅳ）バッテリー

原子炉の安定停止に必要な機器

原子炉の安定停止に必要な系統機能を発揮するために必要なライン

U41-C202B
DG(A)/Z 排風機(B)U41-C202A
DG(A)/Z 排風機(A)大気

－ 2-添付2-11 －外気

U41-D221
DG(C)/Z 給気処理装置

図 10

U41-C221B
DG(C)/Z 用送風機(B)M

C 系非常用電気品室

C 系 DG 燃料デイタンク室

C 系 DGM

U41-C223A,B
DG(C）非常用送風機(A)（B)U41-D222
DG(C）非常用給気処理装置

C/B 計測制御電源盤区域（C)

非常用換気空調系（その２）

U41-C631B
C/B計測制御電源盤
区域（C)送風機(B)U41-C631A
C/B計測制御電源盤
区域（C)送風機(A)U41-C221A
D/G(C）/Z 送風機(A)U41-D631
C/B 計測制御電源盤区
域（C)給気処理装置

区分（Ⅲ）バッテリー

U41-C632B
C/B計測制御電源盤
区域（C)排風機(B)U41-C632A
C/B計測制御電源盤
区域（C)排風機(A)AO

NC

U41-C222B
DG(C)/Z 排風機(B)大U41-AO-DAA221

AO

NO

AO

U41-AO-DAA222

U41-AO-DAA632

U41-C222A
DG(C)/Z 排風機(A)

NC

NO

AO

U41-AO-DAA631

－ 2-添付2-12 －外気

大気

U41-C602A
中央制御室排風機（A)U41-MO-DAM603A

MO
U41-MO-DAM603B

U41-MO-DAM602A

MO

U41-MO-DAM602B

図 11

MO

U41-MO-DAM601B

MO

MO

U41-MO-DAM601A

MO

U41-MO-DAM604B
U41-602B
中央制御室排風機（B)MO

U41-MO-DAM604A

MO

U41-C603B
中央制御室再循環送風機（B)中央制御室非常用換気空調系

U41-D602,3,4,5
中 央制 御室 再循 環
フィルタ装置U41-C603A
中央制御室再循環送風機（A)

計算機室及び機械室等

中央制御室

U41-D601B
MCR 給気処理装置（B)U41-D601A
MCR 給気処理装置（A)

原子炉の安定停止に必要な機器

原子炉の安定停止に必要な系統機能を発揮するために必要なライン

U41-C601B
中央制御室送風機（B)U41-C601A
中央制御室送風機（A)

非
常
用
デ

ィー

)

(

(

(

)

)

8

7

‐

2

ー

‐

‐
D
)

（

－ 2-添付2-13 －

)

‐

‐

)

)

図 12

)

（

（

）

）

1

C

1

交
流
1
2
0
V
バ
イ
タ
ル
分
電
盤
6
C

4

‐

‐

‐

非常用電源系

‐
1

3

中
操
制
御
室
計
測
用
分
電
盤

1

)

2

D

1

)

B

（
‐

1

B
)

‐

（

B

‐
交
流
1
2
0
V
バ
イ
タ
ル
分
電
盤
6
B

E
)

（

海
水
熱
交
換
機
エ
リ
ア
M
C
C

2

2

1

（

‐

中
操
制
御
室
計
測
用
分
電
盤

1

1

1

‐

6
E

6
E

6
E

6
E

‐

6
E

ル
建
屋
M
C
C

ル
建
屋
M
C
C

コ
ン
ト
ロ

‐

原
子
炉
建
屋
M
C
C

コ
ン
ト
ロ

原
子
炉
建
屋
M
C
C

‐

原
子
炉
補
機
冷
却
海
水
ポ
ン
プ

原
子
炉
補
機
冷
却
海
水
ポ
ン
プ

‐

8

6
D

海
水
熱
交
換
機
エ
リ
ア
M
C
C

‐

‐

1

‐

交
流
1
2
0
V
バ
イ
タ
ル
分
電
盤
6
A

7

‐

C

（

‐

A

)
1

‐

2

換
気
空
調
補
機
非
常
用
冷
却
水
系
冷
凍
機

‐

A

2

1

（

A

B

（

換
気
空
調
補
機
非
常
用
冷
却
水
系
冷
凍
機

原
子
炉
機
冷
却
海
水
ポ
ン
プ

F

C

原
炉
補
機
冷
却
海
水
ポ
ン
プ

)

中
操
制
御
室
計
測
用
分
電
盤

1

1

‐
5

‐

‐
4

1

‐
3

1

1

6
D

‐

6
D

中
央
制
御
室
送
風
機

)

1

交
流
1
2
0
V
バ
イ
タ
ル
分
電
盤
6
D

1

‐

‐

1

（
6
C

6
D

6
D

6
D

6
D

‐

1

ー

6
D

ー

A

‐

原
子
炉
建
屋
M
C
C

（

1

1

ル
建
屋
M
C
C

ル
建
屋
M
C
C

原
子
炉
建
屋
M
C
C

原
子
炉
建
屋
M
C
C

‐

原
子
炉
建
屋
M
C
C

コ
ン
ト
ロ

‐

‐

原
子
炉
建
屋
M
C
C

コ
ン
ト
ロ

‐

‐

原
子
炉
補
機
冷
却
海
水
ポ
ン
プ

原
子
炉
補
機
冷
却
海
水
ポ
ン
プ

（

原子炉の安定停止に必要な機器

原子炉の安定停止に必要な系統機能を発揮するために必要なライン

F

原
子
炉
機
冷
却
水
ポ
ン
プ
C

原
炉
補
機
冷
却
水
ポ
ン
プ

480V 6E-2 母線

動力変圧器
6E-2

)

5

6
C

‐

‐

1

海
水
熱
交
換
機
エ
リ
ア
M
C
C

480V 6E-1 母線

動力変圧器
6E-1

6SB-2

（

4

1

‐

6
C

（

換
気
空
調
補
機
非
常
用
冷
却
水
系
冷
凍
機

C

C

ー

)

3

6
C

6
C

6
C

‐

1

換
気
空
調
補
機
非
常
用
冷
却
水
系
冷
凍
機

C

高
圧
炉
心
注
水
系
ポ
ン
プ

6.9kV 6E母線

交流（C系）

（

1

中
央
制
御
室
送
風
機

480V 6D-2 母線

ゼ
ル
発
電
機

残
留
熱
除
去
系
ポ
ン
プ

6SA-2

ー

6
C

‐

‐

6
C

コ
ン
ト
ロ

ル
建
屋
M
C
C

コ
ン
ト
ロ

ル
建
屋
M
C
C

)

‐

原
子
炉
建
屋
M
C
C

ー

原
子
炉
建
屋
M
C
C

)

原
子
炉
建
屋
M
C
C

)
480V 6D-1 母線

)

原
子
炉
建
屋
M
C
C

B

E

動力変圧器
6D-2

非
常
用
デ

)

原
子
炉
建
屋
M
C
C

480V 6C-2 母線

(
)

B

(
)

480V 6C-1 母線

B
(

B

動力変圧器
6D-1

6SA-2

(

D

ゼ
ル
発
電
機

原
子
炉
補
機
冷
却
水
ポ
ン
プ

高
圧
炉
心
注
水
系
ポ
ン
プ
(

原
子
炉
補
機
冷
却
水
ポ
ン
プ

6.9kV 6D母線

交流（B系）

)

A

動力変圧器
6C-2

残
留
熱
除
去
系
ポ
ン
プ

)

(

A

動力変圧器
6C-1

非
常
用
デ

6SB-2

(

A

原
子
炉
補
機
冷
却
水
ポ
ン
プ

6SB-2

ィー

ゼ
ル
発
電
機

原
子
炉
補
機
冷
却
水
ポ
ン
プ

6.9kV 6C母線

交流（A系）

(

残
留
熱
除
去
系
ポ
ン
プ

6SA-1

ィー
(

（

）

（区分Ⅰ）
480V 母線

充
電
器

（

（

－ 2-添付2-14 －

（

逃
し
安
全
弁
含
む

（
（

逃
し
安
全
弁
含
む

（

（
（

B

高
圧
炉
心
注
水
系

C

C

高
圧
炉
心
注
水
系
C

残
留
熱
除
去
系

125V DC分電盤

)

)

（

)

直流電源系

D
/
G
系

125V 母線C

充
電
器

（区分Ⅲ）
480V 母線

（

）

)

)

）

)

)

)

)

）

）

図 13

逃
が
し
安
全
弁
含
む

自
動
減
圧
系
（

B

残
留
熱
除
去
系

C

バ
イ
タ
ル
交
流
電
源

C

1
2
5
V
蓄
電
池

（区分Ⅲ）
480V 母線

（

A

自
動
減
圧
系

125V 母線B

125V DC分電盤

)

残
留
熱
除
去
系

（

B

)

自
動
減
圧
系

125V DC分電盤

（

B

D
/
G
系

B

（

A

バ
イ
タ
ル
交
流
電
源

充
電
器

1
2
5
V
蓄
電
池

（

A

充
電
器

（区分Ⅱ）
480V 母線

充
電
器

（区分Ⅰ）
480V 母線

直流（C・D系）

充
電
器

D

バ
イ
タ
ル
交
流
電
源

D

1
2
5
V
蓄
電
池

原子炉の安定停止に必要な機器

原子炉の安定停止に必要な系統機能を発揮するために必要なライン

125V 母線D（区分Ⅰ）
480V 母線

（

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

125V DC分電盤

)

D
/
G
系

125V 母線A

充
電
器

（区分Ⅱ）
480V 母線

)

バ
イ
タ
ル
交
流
電
源

（

A

1
2
5
V
蓄
電
池

（区分Ⅰ）
480V 母線

（

A
2

1
2
5
V
蓄
電
池

（区分Ⅰ）
480V 母線

（

)

電
動
機

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

（区分Ⅱ）
480V 母線

直流（A・B系）

（

)

)

)

柏崎刈羽原子力発電所－ 2-添付 2-15 －７号炉

－ 2-添付2-16 －MO

E11-MO-F005B，C

MO

G31-MO-F003

G31-AO-F072

AO

MO

E11-MO-F011A,B,C

試料採取系へCUW 系へRHR(A，B，C)系へ

FDW系よりRCIC 系より

B21-AO-F051B

AO

HPCF（B,C)系より E22-MO-F003B，C

RHR(B,C)系より

MO

B21-AO-F051A

AO

C41-F007

SLC 系よりFDW系よりRHR(A)系より
CUW 系より

MO

G31-MO-F017

CUW 系より

E11-NO-F006B，C

G31-MO-F002

G31-NO-F071

NOMO

E11-MO-F010A,B,C

MO

E22-NO-F004B，C

NO

NO

図1

LCW 系へ
B21-MO-F013

MO
B21-MO-F016

MO

MO

E51-MO-F048

MO

NO

NO

B21-F001G-SV ※2

B21-NO-F002A

E51-MO-F036

他系統との連絡弁（AO 弁，MO 弁のみ）

原子炉の安定停止に必要な機器

RCIC 系へ

MS系へ
M･CON へ

MS 系へ

MS 系へ

MS 系へ

MS 系へ

B21-MO-F006
MO

MO

B21-AO-F003B

AO

B21-AO-F003A

AO

B21-AO-F003D

AO

B21-AO-F003C

AO

原子炉の安定停止に必要な系統機能を発揮す
るために必要なライン

B21-MO-F005

MO

B21-NO-F002B

NONO

B21-NO-F002D

NO

B21-NO-F002C

B21-NO-F001G※2※1：C，F，H，L，N，R，Tも同様※2：B，D，E，J，K，M，P，S，U も同様
但し，原子炉の安定停止に必要な機器は
G，K，P のみ

B21-F003A-SV-3※1

B21-F001A-SV-2※1

E51-MO-F035

NO

B21-NO-F001A※１
B21-F001A-SV-1※１

原子炉冷却材圧力バウンダリ／自動減圧系

B21-MO-F014

MO

－ 2-添付2-17 －MOMO

E11-MO-F013A

E11-MO-F030A

SPH 系などへ

E11-MO-F029A

MO

MO

AO

AO

E11-MO-F045

MO

E11-MO-F043A

MO

E11-B001A

Hx

MO

MO

事故後
ｻﾝﾌﾟﾘﾝｸﾞ系へ

試料採取系へ

E11-C001A
RHR ポンプ(A)E11-C002A
RHR 封水ポンプ(A)E11-MOF012A

MO

MO

E11-MO-F010A

図2

残留熱除去系

他系統との連絡弁（AO 弁，MO 弁のみ）

原子炉の安定停止に必要な機器

MO

E11-MO-F030B,C

MO

MO

Hx

MO

E11-MO-F004B，C

MO

E11-MO-F031B,C

E11-MO-F043B,C

E11-MO-F029B,C

MO

E11-MO-F008B,C

MO

E11-MO-F013B,C

E11-B001B,C
MO

HPCF 系
E22-MO-F010B,C

MO

MUWC 系より

E11-MO-F014B,C

E22-MO-F009B,C

MO

E11-MO-F044B,C

試料採取系へMO

E11-C002B,CRHR 封水ポンプ(B,C)

E11-C001B,C
RHR ポンプ(B,C)

E11-MOF012B,C

MO

E11-MO-F021B,C

MO

E11-MO-F0019B,C

MO

E11-MO-F017B,C

SPH 系などへ

E11-MOF011B,C

MO

E11-MO-F005B,C

MO

E11-MO-F001B,C

MO

E11-MO-F010B,C

MO

E11-NO-F006B,C

NO

MO

E11-MO-F018B,C

原子炉の安定停止に必要な系統機能を発揮す
るために必要なライン

E11-MO-F001AMO

E11-MOF011A

MO

B21-AO-F051A

AO

FPC 系へ

E11-MO-F021A

MO

E51-MO-F011
E51-MO-F009

MO

MO

E11-MO-F015

CUW 系より

E11-MO-F044A

RCIC 系

E11-AO-F006A

MUWC
系より

E11-AO-F036A

E11-MO-F031A

MO

E11-MO-F008A

E11-MO-F004A

MO

MO

給水系より

MUWC 系
より

E11-MO-F005A

E11-MO-F014A

MOMO

－ 2-添付2-18 －P13-

MUWC 系へ

CSP

P13-A001

E22-MO-F001B
E22-

G51-MO-F010
G51MO
RHR 系へMO SPCU 系へ

MO

E22-

図3

E22-C001B
HPCF ポンプ(B)E22-MO-F010B

MO

MO

RCIC 系へ

MO

E51-MO-F001

MO

E22-

E22-C001C
HPCF ポンプ（Ｃ）

他系統との連絡弁（AO 弁，MO 弁のみ）

原子炉の安定停止に必要な機器

原子炉の安定停止に必要な系統機能を発揮す
るために必要なライン

E22-MO-F001C

E22MO

E22-MO-F006C
MO

E22-MO-F008CMO

MUWC 系より

E22-MO-F010C

MO

E22-MO-F009CMO

E22-MO-F003C

RHR 系へ

E22-NO-F004C

E22-NO-F004B

E22-MO-F006B

NO

NO

高圧炉心冷却系

E22-

MO

E22-MO-F003B

E22-MO E22-MO-F008B -F009B

MO

MUWC 系より

－ 2-添付2-19 －

MO

NO

MO

MO

MO

MO

RHR 系より

E11-MO-F031A,B,C

RHR 系より

E11-MO-F008A,B,C

RHR 系より他系統との連絡弁（AO 弁，MO 弁のみ）

原子炉の安定停止に必要な機器

MO

E51-AO-F005

B21-AO-F051B

図4

E51-AO-F032

AO

E51-MO-F009

MO

MUWC 系より

AO

RHR 系等より

MO

E51-MO-F034※

MO

※設置予定

E51-MO-F039

MO

E51-MO-F400

MO

HO

CSP

P13-A001

E51-C003
復水ポンプ

E51-MO-F001

MO

PCV

AO

E51-AO-F040

E51-PCV-F013

E51-C002
RCIC タービン

E51-MO-F012

MO

E51-HO-F401

HPAC ポンプへ

E51-C001
RCIC ポンプ

E51-MO-F011

MO

E51-MO-F037

MO

原子炉隔離時冷却系

E51-AO-F031

AO

E51-MO-F008

MO

E51-MO-F004

MO

E51-MO-F065※

AO

E51-MO-F036

MO

原子炉の安定停止に必要な系統機能を発揮す
るために必要なライン

E51-MO-F035

E51-MO-F048

E51-MO-F006

B21-NO-F002

FC

B21-MO-F005

MO

E51-MO-F047

B21-AO-F003

AO

B21-MO-F006

MO

HPCF 系へ

復水器へ

G51-MO-F010

MO

MUWC 系へ

SPCU 系へ

E22-MO-F001(B,C)

MO

真空タンク

E51-C004
真空ポンプ

潤滑油冷却器E51-AO-F041

AO常用系機器負荷－ 2-添付2-20 －

非常用ディーゼル発電設備

P21-MO-F048D

MO

ポンプ（ 軸RHRA)受冷却器

熱交換器（ A)
FPC

室空調機
SGTS(A)

ポンプ（ 室
FPC
A)空調機

室空調機
FCS(A)

格納容器雰囲気モニタラック（ A)

図5

ポンプ室空調機
SPCU

他系統との連絡弁（AO 弁，MO 弁のみ）

室空調機
RHR(A)

原子炉の安定停止に必要な機器

ポンプ室空調機RCIC
P21-MO-F054A,C

MO

原子炉補機冷却系と読み替える。また，C 系は「HECW 冷凍機」はない。

但し，「RCIC ポンプ室空調機」は「HPCF ポンプ（B,C）室空調機」とＡ系のみ記載。Ｂ，Ｃ系も原則同様。

P21-MO-F042A

MO

熱交換器（ ）
RHR
A

原子炉の安定停止に必要な系統機能を発揮す
るために必要なライン

MO

P21-MO-F048A

P21-AO-F014D

AO

P21-AO-F014A

AO

冷凍機（ ・
HECW
A）
C

P21-MO-F037A

MO

P21-MO-F016A

MO

HECW(A)系へ

P21-A001A
RCW サージタンク(A)ポンプモータ軸受冷却器
RSW

P21-TCV-F011

RCW 防 食剤注入タン
ク（A）

P21-A002A

P21-C001D
RCW ポンプ（D)P21-C001A
RCW ポンプ（A)P21-B001A
RCW 熱交換器(A)P21-MO-F007A

MO

P21-B001D
RCW 熱交換器(D)P21-MO-F007DMO

－ 2-添付2-21 －

PCV

FC

PCV

FC

P25-PCV-F027B

P25-C001D
HECW ポンプ（Ｄ）

P25-C001CHECW ポンプ（Ｃ）

P25-PCV-F027A

P25-C001B
HECW ポンプ（Ｂ）

P25-C001AHECW ポンプ（Ａ）

P25-D001D
HECW 冷凍機(Ｄ)P25-D001CHECW 冷凍機(Ｃ)P25-D001B
HECW 冷凍機(Ｂ)P25-D001AHECW 冷凍機(A)図6

P21-A001B
RCW サージタンク(B)RCW(B)系へ

P21-A001A
RCW サージタンク(A)RCW(A)系へ

換気空調補機非常用冷却系

P25-A001
HECW 防食剤
注入タンク

FO

FO

FO

FO

FO

FO
P25-TCV-F123

TCV

P25-TCV-F006B

TCV

P25-TCV-F115

TCV

P25-TCV-F023

TCV

P25-TCV-F006A

TCV

P25-TCV-F015

TCV

原子炉の安定停止に必要な機器

原子炉の安定停止に必要な系統機能を発揮するために必要なライン

C/B 計測制御電源盤
区域（B)給気処理装置
U41-D621

MCR 給気処理装置(B)U41-D601B

D/G(B)/Z 給気処理装置
U41-D211

C/B 計測制御電源盤
区域（A)給気処理装置
U41-D611

MCR 給気処理装置(A)U41-D601A

D/G(A)/Z 給気処理装置
U41-D201

－ 2-添付2-22 －P21-B001D
RCW 熱交換器(D)P21-B001A
RCW 熱交換器(A)P41-MO-F006D

MO

図7

P41-MO-F004D

原子炉補機冷却海水系

放水口へ

P41-D001D
海水ストレーナ

P41-MO-F016A

P41-MO-F006A

MO

MO

P41-MO-F004A

MO

MO

放水口へ

P41-D001A
海水ストレーナ

取水口より

原子炉の安定停止に必要な機器

原子炉の安定停止に必要な系統機能を発揮するために必要なライン

Ａ系のみ記載。Ｂ，Ｃ系も同様

電解鉄イオン注入装置より

雑用水系よりP41-C001A
RSW ポンプ(D)

取水口より

電解鉄イオン注入装置より

雑用水系よりP41-C001A
RSW ポンプ(A)－ 2-添付2-23 －R43-C005A-2
空気圧縮機（B)

空気だめ（自動）空気だめ（手動）

R43-C005A-1
空気圧縮機（A)R43-A004A-1

R43-A004A-2

R43-B002A
潤滑油冷却器（機関台床付）

R43-C004A
潤滑油プライミングポンプ

オイルパン

R43-C001A
ディーゼル機関

R43-B001A
空気冷却器

R43-C011A
潤滑油補給ポンプ

発電機

軸受

大気放出

R43-A007A
潤滑油補給タンク

R43-D007A
排気サイレンサ

Ａ系のみ記載。Ｂ，Ｃ系も同様

軸受

R43-C007A
機関付清水ポンプ

非常用ディーゼル発電機設備

R43-B005A
潤滑油加熱器（機関台床付）

R43-B006A
発電機軸受潤滑油冷却器(A)

図8

外気より

R43-C003A
機関付潤滑油ポンプ

R43-D003A
機関付潤滑油フィルタ

R43-SO-F069A

R43-TCV-F022A

R43-SO-F068A

R43-SO-F063A

R43-SO-F059A

主軸受へ

原子炉の安定停止に必要な機器

原子炉の安定停止に必要な系統機能を発揮するために必要なライン

R43-B004A
清水加熱器（機関台床付）

R43-B003A
清水冷却器 A

R43-TCV-F001A

R43-C002A
清水加熱器ポンプ

清水膨張タンク

R43-A002A

－ 2-添付2-24 －外気

U41-D511
Hx/A(A)非常用給気処理装置

U41-D201
DG(A)/Z 給気処理装置

U41-C611B
C/B計測制御電源盤
区域（A)送風機(B)U41-C611A
C/B計測制御電源盤
区域（A)送風機(A)U41-C511
Hx/A(A)非常用送風機

図9

U41-C201B
DG(A)/Z 用送風機(B)U41-C201A
D/G(A）/Z 送風機(A)U41-D611
C/B 計測制御電源盤区
域（A)給気処理装置

U41-C612B
C/B計測制御電源盤
区域（A)排風機(B)U41-C612A
C/B計測制御電源盤
区域（A)排風機(A)Hx/A(A)非常用送風機については B,C 系も同様

Ａ系のみ記載。Ｂ系も同様

RIP(A)ASD 室

RIP(A)出力ﾄﾗﾝｽ室

A 系非常用電気品室

A 系 DG 燃料デイタンク室

A 系 DGM

非常用換気空調系（その１）

給気M

U41-C203A,B
DG(A）非常用送風機(A)（B)U41-D202
DG(A）非常用給気処理装置

C/B 計測制御電源盤区域（A)

区分（Ⅰ）バッテリー

区分（Ⅳ）バッテリー

原子炉の安定停止に必要な機器

原子炉の安定停止に必要な系統機能を発揮するために必要なライン

U41-C202B
DG(A)/Z 排風機(B)U41-C202A
DG(A)/Z 排風機(A)大気

－ 2-添付2-25 －外気

U41-D221
DG(C)/Z 給気処理装置

C41-C631B
C/B計測制御電源盤
区域（C)送風機(B)C41-C631A
C/B計測制御電源盤
区域（C)送風機(A)図 10

U41-C221B
DG(C)/Z 用送風機(B)U41-C221A
D/G(C）/Z 送風機(A)U41-D631
C/B 計測制御電源盤区
域（C)給気処理装置

C 系非常用電気品室

C 系 DG 燃料デイタンク室

C 系 DGM

非常用換気空調系（その２）M

U41-C223A,B
DG(C）非常用送風機(A)（B)U41-D222
DG(C）非常用給気処理装置

C/B 計測制御電源盤区域（C)

区分（Ⅲ）バッテリー

U41-C632B
C/B計測制御電源盤
区域（C)排風機(B)U41-C632A
C/B計測制御電源盤
区域（C)排風機(A)MO

NC

U41-C222B
DG(C)/Z 排風機(B)大U41-MO-F011B

MO

NO

MO

U41-MO-F011A

U41-MO-F021B

U41-C222A
DG(C)/Z 排風機(A)

NC

NO

MO

U41-MO-F021A

－ 2-添付2-26 －外気

大気

U41-C602A
中央制御室排風機（A)U41-MO-F004A

MO
U41-MO-F004B

U41-MO-F003A

MO

U41-MO-F003B

図 11

MO

U41-MO-F001B

MO

MO

U41-MO-F001A

MO

U41-MO-F002B
U41-601B
中央制御室排風機（A)MO

U41-MO-F002A

MO

U41-C603B
中央制御室再循環送風機（B)中央制御室非常用換気空調系

U41-D603
中 央制 御室 再循 環
フィルタ装置U41-C603A
中央制御室再循環送風機（A)

計算機室及び機械室等

中央制御室

U41-D601B
MCR 給気処理装置（B)U41-D601A
MCR 給気処理装置（A)

原子炉の安定停止に必要な機器

原子炉の安定停止に必要な系統機能を発揮するために必要なライン

U41-C601B
中央制御室送風機（B)U41-C601A
中央制御室送風機（A)

非
常
用
デ

A

ィー

(

)

(

(

)

)

7

6

‐

‐

‐

2

‐

‐

1

（

（

‐

)

)

‐

‐

－ 2-添付2-27 －
非常用電源系

)

（

（

）

C

中
操
制
御
室
計
測
用
分
電
盤

海
水
熱
交
換
機
エ
リ
ア
M
C
C

交
流
1
2
0
V
バ
イ
タ
ル
分
電
盤
7
C

2
3

1

1

)

）

図 12

)

）

‐

‐
1

1

（

B

交
流
1
2
0
V
バ
イ
タ
ル
分
電
盤
7
B

1

D

（
‐

B

（

中
操
制
御
室
計
測
用
分
電
盤

‐

1

‐

7

B
)

2

1
B

1
A

E
)

‐

1

)
6

‐

2

‐

‐

‐

1

)

C

（

A

（
‐

1

1

‐

‐

1

‐

A

2

1

‐

7
E

7
E

1

7
E

（

2

7
D

7
E

‐

7
E

ル
建
屋
M
C
C

コ
ン
ト
ロ

原
子
炉
建
屋
M
C
C

‐

原
子
炉
建
屋
M
C
C

原
子
炉
補
機
冷
却
海
水
ポ
ン
プ

‐

原
子
炉
建
屋
M
C
C

原
子
炉
補
機
冷
却
海
水
ポ
ン
プ

‐

交
流
1
2
0
V
バ
イ
タ
ル
分
電
盤
7
A

1

1

‐

1

海
水
熱
交
換
機
エ
リ
ア
M
C
C

（

4

1

‐

‐

D

換
気
空
調
補
機
非
常
用
冷
却
水
系
冷
凍
機

原
子
炉
機
冷
却
海
水
ポ
ン
プ

F

原
子
炉
機
冷
却
水
ポ
ン
プ
C

原
炉
補
機
冷
却
水
ポ
ン
プ

480V 7E-2 母線

動力変圧器
7E-2

原子炉の安定停止に必要な機器

原子炉の安定停止に必要な系統機能を発揮するために必要なライン

F

C

原
炉
補
機
冷
却
海
水
ポ
ン
プ

)

3

7
D

7
D

1

‐

‐

A

B

換
気
空
調
補
機
非
常
用
冷
却
水
系
冷
凍
機

)

中
操
制
御
室
計
測
用
分
電
盤

ー

7
C

7
D

中
央
制
御
室
送
風
機

（

交
流
1
2
0
V
バ
イ
タ
ル
分
電
盤
7
D

1

1

ー

)

1

1

‐

1

7
D

‐

7
D

ー

7
D

ル
建
屋
M
C
C

ル
建
屋
M
C
C

コ
ン
ト
ロ

原
子
炉
建
屋
M
C
C

原
子
炉
建
屋
M
C
C

コ
ン
ト
ロ

‐

‐

原
子
炉
建
屋
M
C
C

原
子
炉
補
機
冷
却
海
水
ポ
ン
プ

‐

‐

原
子
炉
建
屋
M
C
C

原
子
炉
補
機
冷
却
海
水
ポ
ン
プ

480V 7E-1 母線

動力変圧器
7E-1

6SB-2

（

1

海
水
熱
交
換
機
エ
リ
ア
M
C
C

ー

A

換
気
空
調
補
機
非
常
用
冷
却
水
系
冷
凍
機

（

)

4

7
C

‐

7
C

換
気
空
調
補
機
非
常
用
冷
却
水
系
冷
凍
機

C

C

C

高
圧
炉
心
注
水
系
ポ
ン
プ

ゼ
ル
発
電
機

残
留
熱
除
去
系
ポ
ン
プ

6.9kV 7E母線

交流（C系）

（

3

7
C

7
C

‐

‐

7
C

（

中
央
制
御
室
送
風
機

480V 7D-2 母線

動力変圧器
7D-2

非
常
用
デ

6SA-2

ー

7
C

ル
建
屋
M
C
C

コ
ン
ト
ロ

コ
ン
ト
ロ

ル
建
屋
M
C
C

)

‐

原
子
炉
建
屋
M
C
C

)

原
子
炉
建
屋
M
C
C

)
480V 7D-1 母線

)

原
子
炉
建
屋
M
C
C

B

E

動力変圧器
7D-1

6SA-2

)

原
子
炉
建
屋
M
C
C

480V 7C-2 母線

(

(
)

B

(
)

480V 7C-1 母線

B

原
子
炉
補
機
冷
却
水
ポ
ン
プ

高
圧
炉
心
注
水
系
ポ
ン
プ

原
子
炉
補
機
冷
却
水
ポ
ン
プ
(

B

)

ゼ
ル
発
電
機

残
留
熱
除
去
系
ポ
ン
プ

6.9kV 7D母線

交流（B系）

(

D

動力変圧器
7C-2

非
常
用
デ

6SB-2

(

A

動力変圧器
7C-1

6SB-2

)

A

原
子
炉
補
機
冷
却
水
ポ
ン
プ

(

原
子
炉
補
機
冷
却
水
ポ
ン
プ

6.9kV 7C母線

交流（A系）

ィー

ゼ
ル
発
電
機

残
留
熱
除
去
系
ポ
ン
プ

6SA-1

ィー
(

(

（

)

（区分Ⅰ）
480V 母線

充
電
器

（

（

－ 2-添付2-28 －

（

逃
し
安
全
弁
含
む

（
（

逃
し
安
全
弁
含
む

（

（
（

B

高
圧
炉
心
注
水
系

C

C

高
圧
炉
心
注
水
系
C

残
留
熱
除
去
系

125V DC分電盤

)

（

)

）

)

)

）

)

)

)

)

）

）

直流電源系

D
/
G
系

125V 母線C

充
電
器

（区分Ⅲ）
480V 母線

（

図 13

逃
が
し
安
全
弁
含
む

自
動
減
圧
系
（

B

残
留
熱
除
去
系

C

バ
イ
タ
ル
交
流
電
源

C

1
2
5
V
蓄
電
池

（区分Ⅲ）
480V 母線

（

A

自
動
減
圧
系

125V 母線B

125V DC分電盤

)

残
留
熱
除
去
系

（

B

)

自
動
減
圧
系

125V DC分電盤

（

B

D
/
G
系

B

（

A

バ
イ
タ
ル
交
流
電
源

充
電
器

1
2
5
V
蓄
電
池

（

A

充
電
器

（区分Ⅱ）
480V 母線

充
電
器

（区分Ⅰ）
480V 母線

直流（C・D系）

充
電
器

D

バ
イ
タ
ル
交
流
電
源

125V 母線D（区分Ⅰ）
480V 母線

D

1
2
5
V
蓄
電
池

原子炉の安定停止に必要な機器

原子炉の安定停止に必要な系統機能を発揮するために必要なライン

（

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

125V DC分電盤

)
D
/
G
系

125V 母線A

充
電
器

（区分Ⅱ）
480V 母線

)

バ
イ
タ
ル
交
流
電
源

（

A

1
2
5
V
蓄
電
池

（区分Ⅰ）
480V 母線

（

A
2

1
2
5
V
蓄
電
池

（区分Ⅰ）
480V 母線

（

)

電
動
機

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

（区分Ⅱ）
480V 母線

直流（A・B系）

（

)

)

)

)

添付資料３

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における換気空調設備の「原子炉の安全停止に必要な機器」
への抽出について添付資料３

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における換気空調設備の「原子炉の安全停止に必要な機器」への抽出について1．はじめに
柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉において，「 原子炉安全停止に必要な機器」の設置場所は，その室温が機器の設計温度以下となるように換気空調設備
による除熱を実施している。
単一の火災を想定した際に，換気空調設備が停止し，室温が機器の最高使用
温度を超え，「原子炉安全停止に必要な機器」の機能喪失が起こりうる。
本資料では，原子炉隔離時冷却系ポンプ室を対象とし換気空調設備停止時における室温の評価を実施することにより，換気空調設備が「原子炉安全停止に必要な機器」になり得るかの評価結果を示した。

2．評価対象となる換気空調設備
原子炉隔離時冷却系ポンプ室においては，表 1 に示す換気空調設備による除熱を実施している。
表 1：原子炉の安全停止に必要な機能を有する機器に対する換気空調設備
原子炉の安全停止に必要な機器

換気空調設備原子炉隔離時冷却系（ポンプ等）

原子炉隔離時冷却系ポンプ室空調機- 2-添付 3-1 -3．換気空調設備停止時における室温評価結果
3.1．室温評価方法
換気空調設備停止に伴い，室内の除熱機能が喪失するために室内温度が上昇
し，最終的には，室内発熱量と室外への放出熱量が平衡状態となるまで室温が上昇する。
室温評価では，構造体構成情報，初期室内温度，室内発熱量，室外温度等に基づき，室内体積及び構造体への熱移動計算を繰り返し行い，一定時間後の室内温度を求めた。

発熱体

放熱
周囲壁

t (q qi)
TR' TR
60 (室内の熱容量)

qi ΣKA (TR－T0 )TR ' : 単位時間経過後の室温（℃）
TR : 初期室温（℃）
t: 経過時間（分）q: 室内発熱量（Ｗ）

qi : 室外への放熱量（Ｗ）
K : 構造体境界壁の熱透過率（Ｗ / m 2 ℃）
A : 構造体境界壁の表面積（m 2）
T0 : 室外温度（℃）

3.2．室温評価条件
3.2.1．室内の熱容量
保守的な観点から空気（対象室容積）のみを考慮し，機器類は見込まないものとした。
3.2.2．初期室温，室外温度
原子炉隔離時冷却系ポンプ室及び隣接室の室温は，夏期通常運転中の設計室温とした。

- 2-添付 3-2 -3.2.3．室内発熱量
原子炉隔離時冷却系ポンプ室内の機器及び，配管，ケーブルからの発熱を使用した。
3.2.4．換気
換気空調設備停止のため，風による除熱は見込まないものとした。
3.3．評価結果
原子炉隔離時冷却系ポンプ室において，単一火災後 72 時間まで換気空調設
備の運転が実施されなかった場合の室温と機器の最高使用温度を表２に示す。
表２：室温評価結果
原子炉の安全停止に必要な機器

換気空調設備６号炉

原子炉隔離時

原子炉隔離時冷却冷却系ポンプ

系ポンプ

室空調機

７号炉

原子炉隔離時

原子炉隔離時冷却冷却系ポンプ

系ポンプ

室空調機

対象エリア

原子炉隔離時冷却系ポンプ室
原子炉隔離時冷却系ポンプ室

温度

評価

制限

温度

（℃）

（℃）

40.0

77.0

63.5

○

40.0

77.0

64.5

○

初期室
内温度

評価

4．結論
評価結果より，原子炉隔離時冷却系ポンプ室空調機の停止に起因して「原子炉安全停止に必要な機器」の機能喪失は起こり得ない。よって，原子炉隔離時
冷却系ポンプ室空調機は「原子炉の安全停止に必要な機器」ではない。
なお，その他の非常用炉心冷却系ポンプの設置場所にある空調機については，
原子炉の安全停止に必要な機器として抽出した。

- 2-添付 3-3 -添付資料４

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における非常用母線間の接続に対する他号炉への影響について添付資料４

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における非常用母線間の接続に対する他号炉への影響について
柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉における，原子炉の安全停止に必要な非常用電源系統は，６号及び７号炉間が起動変圧器より接続されている。
しかし，６号炉の「原子炉の安全停止に必要な非常用母線」は，７号炉と切り離す遮断器が設置されていることから分離は可能であり，また，７号炉の「原子炉の安全停止に必要な非常用母線」についても同様に，６号炉と切り離す遮断器が設置されていることから分離は可能である。
非常用母線又は直流母線に単一の内部火災が発生しても，火災が発生していな
い区域の非常用母線又は直流母線は影響を受けないことを次頁以降に示す。

：６号及び７号炉間の接続を切り離す遮断器：６号炉における火災後安全停止に必要な系統

図 1 ：非常用母線の６号炉及び７号炉間の接続状況- 2-添付 4-1 -柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉の非常用母線における火災発生時の影響について
1．はじめに
柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉における，「 原子炉の安全停止に必要な機器の非常用母線（以下，「非常用母線」という。）」に単一の内部火災を想定した場合においても，火災が発生していない区域の非常用母線が，影響を受けないことを以下に示す。

2．非常用母線における火災発生時の影響について
柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉の非常用母線のいずれかで火災が発生した場合にも，以下のとおり系統は分離されており，機能は喪失しない。
2.1．耐火壁による分離
区分Ⅰ（Ａ系），区分Ⅱ（Ｂ系），区分Ⅲ（Ｃ系）の各安全系区分の補機に電源を給電する遮断器は，各々３時間の耐火能力を有する耐火壁によって囲まれた火災区域内に設置されており，火災の影響を受けることはない。
非常用母線の火災区域による分離を図２に示す。

2.2．電気回路による分離
柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉の区分Ⅰ（Ａ系），区分Ⅱ（Ｂ系），
区分Ⅲ（Ｃ系）の非常用母線には，各々に起動変圧器からの受電ラインに受電遮断器が設置され，過電流による過熱防止用の保護継電器が設置されている。
いずれかの非常用母線に火災が発生し，短絡等の異常が発生した場合は，受電遮断器及び保護継電器の作動により電気的に分離され，他の非常用母線の機能は維持される。
非常用母線の電気回路による分離を図 3 に示す。

- 2-添付 4-2 -図２：非常用母線の３時間耐火壁による分離- 2-添付 4-3 -：Ａ系非常用母線の火災影響範囲：Ａ系非常用母線の火災影響範囲を切り離す遮断器：６号炉における火災後安全停止に必要な系統※ 通常時においては、各非常用母線は 1B 側の受電遮断器より受電している。

図３：非常用母線の電気回路による分離- 2-添付 4-4 -柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉の直流母線における火災発生時の影響について
1．はじめに
柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉における非常用の直流母線は，充電器と蓄電池に接続している（以下，これらを「直流電源設備」という）。直
流電源設備に単一の内部火災を想定した場合においても，火災が発生していない区域の直流電源設備が，影響を受けないことを以下に示す。

2．直流電源設備における火災発生時の影響について
柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉における直流電源設備のいずれかで火災が発生した場合にも，以下のとおり，系統は分離され機能が喪失しない。
2.1 区域による物理的分離
４系統の直流電源設備は，１系統の故障が他の系統に波及しないよう，そ
れぞれ耐火壁で区画されたエリアに分離して配置している。直流電源設備の区域による分離の状況を図４に示す。
2.2 遮断器による電気的分離
異なる区分の非常用電源設備を接続する場合，充電器に遮断器を設け，電気事故が発生した場合，故障箇所を隔離し，他の系統へ影響を及ぼさない設計としている。遮断器による電気的分離の状況を図５に示す。
2.3 メカニカルインターロックによる物理的分離
区分ⅠとⅡ，及び区分ⅢとⅣは，共通の非常用低圧母線から，予備充電器
を介して給電できるが，区分ⅠとⅡ，及び区分ⅢとⅣとが，電気的に接続状
態とならないようにメカニカルインターロックを設置することによって物理的に分離している。メカニカルインターロックによる物理的分離の状況を
図５に示す。

- 2-添付 4-5 -図４：直流電源設備の区域による分離- 2-添付 4-6 -- 2-添付 4-7 -

充
電
器

高
圧
代
替
注
水
系

（区分Ⅰ）
480V母線

充
電
器

格
納
容
器
圧
力
逃
が
し
装
置

代
替
格
納
容
器
圧
力
逃
が
し
装
置

）

（
電
動
機

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系

バ
イ
タ
ル
交
流
電
源
Ａ

Ｄ
／
Ｇ
系
Ａ

遮
断
器
操
作
回
路

直流125V主母線盤A（区分Ⅱ）
480V母線

非
常
用
ガ
ス
処
理
系
Ａ

充
電
器

残
留
熱
除
去
系
Ａ

非
常
用
照
明

125V DC分電盤（区分Ⅰ）

直流125V
蓄電池Ａ（区分Ⅰ）
480V母線（区分Ⅱ）
480V母線

Ｄ
／
Ｇ
系
Ｂ

遮
断
器
操
作
回
路

区分Ⅱ

バ
イ
タ
ル
交
流
電
源
Ｂ
非
常
用
ガ
ス
処
理
系
Ｂ

残
留
熱
除
去
系
Ｂ

480V母線

）

（
逃
が
し
安
全
弁
含

自
動
減
圧
系

非
常
用
照
明

高
圧
炉
心
注
水
系
Ｂ

原
子
炉
緊
急
停
止
系
作
動
回
路

直流125V
常用系
主母線盤A

直流125V
常用系蓄電池A充
電器

125V DC分電盤

直流125V
蓄電池B

（区分Ⅱ）

充
電
器

（区分Ⅱ）
480V母線

直流125V主母線盤B

メカニカル
インターロック

充
電
器

（区分Ⅰ）
480V母線

タ
ー
ビ
ン
制
御
系

Ｄ
／
Ｇ
系
Ｃ

遮
断
器
操
作
回
路

区分Ⅲ

バ
イ
タ
ル
交
流
電
源
Ｃ

残
留
熱
除
去
系
Ｃ

非
常
用
照
明

高
圧
炉
心
注
水
系
Ｃ

（区分Ⅰ）
480V母線

原
子
炉
緊
急
停
止
系
作
動
回
路

直流125V
蓄電池D

（区分Ⅳ）

充
電
器

（区分Ⅰ）
480V母線

区分Ⅳ

バ
イ
タ
ル
交
流
電
源
Ｄ

直流125V主母線盤D

メカニカル
インターロック

充
電
器

（区分Ⅲ）
480V母線

125V DC分電盤

（区分Ⅲ）

充
電
器

（区分Ⅲ）
480V母線

直流125V
蓄電池C

直流125V主母線盤C充電器

480V母線

図５：直流電源設備の遮断器及びメカニカルインターロックによる分離

）

（
逃
が
し
安
全
弁
含

自
動
減
圧
系

125V DC分電盤

（区分Ⅰ）

充
電
器

（区分Ⅰ）
480V母線

直流125V
蓄電池A-2

区分Ⅰ

AM用直流125V主母線盤

AM用直流
125V蓄電池（区分Ⅱ）
480V母線

蓄電池

ＭＣＣＢ

（凡例）

タ
ー
ビ
ン
非
常
用
油
ポ
ン
プ

給
水
ポ
ン
プ
、
タ
ー
ビ
ン
非
常
用
油
ポ
ン
プ

直流250V
蓄電池

480V母線

直流250V主母線盤

充電器

480V母線

充電
器

480V母線添付資料５

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における原子炉の安全停止に必要な機能を達成するための機器リスト

柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉
設備番号

設備名称

機種

機能

B

主蒸気ドレンライン内側隔離弁

電動弁

B

主蒸気ドレンライン外側隔離弁

電動弁

対策

原子 炉冷 却材 圧
力バウンダリ

備考

要
要
当該弁は通常閉，機能喪失時閉である。火災影響を受け機能喪失した場合でも通常時と機能要求時で状態が変わらないこと，また，万一誤動作した場合であっても下流の格納容器外側に隔離弁があり弁が二重化されていることから，火災影
響により系統機能に影響を及ぼすものではない。
当該弁は通常閉，機能喪失時閉である。火災影響を受け機能喪失した場合でも通常時と機能要求時で状態が変わらないこと，また，万一誤動作した場合であっても上流の格納容器内側に隔離弁があり弁が二重化されていることから，火災影
響により系統機能に影響を及ぼすものではない。
当該弁は通常開，機能要求時閉である。火災影響を受け機能喪失した場合でも下流に隔離弁があり二重化されていること，かつ CUW 系は閉鎖された系であることから，系統機能に影響を及ぼす
ものではない。
当該弁は通常開，機能要求時閉である。火災影響を受け機能喪失した場合でも上流に隔離弁があり二重化されていること，かつ CUW 系は閉鎖された系であることから，系統機能に影響を及ぼす
ものではない。
当該弁は通常閉，機能喪失時閉である。火災影響を受け機能喪失した場合でも通常時と機能要求時で状態が変わらないこと，また，万一誤動作した場合であっても下流側に逆止弁があること，かつ閉鎖された系であることから，火災影響により系統機能に影響を及ぼすものではない。
当該弁は通常開，機能要求時閉である。火災影響を受け機能喪失した場合はフェイル・クローズ設計のため機能要求は満足する。また，万一の不動作を想定しても異なる電源区分の電磁弁で多重化されていること，下流の格納容器外側に隔離弁があり二重化されていることから，系統機能に影響を及ぼすものではない。
当該弁は通常開，機能要求時閉である。火災影響を受け機能喪失した場合はフェイル・クローズ設計のため機能要求は満足する。また，万一の不動作を想定しても異なる電源区分の電磁弁で多重化されていること，上流の格納容器内側に隔離弁があり二重化されていることから，系統機能に影響を及ぼすものではない。
試験用の駆動部であり，火災により系統機能に影響を与えるのものではない。
試験用の駆動部であり，火災により系統機能に影響を与えるのものではない。

B

CUW 炉水サンプル内側隔離弁

空気作動弁

否

B

CUW 炉水サンプル外側隔離弁

空気作動弁

否

B

CUW 系吸込ライン内側隔離弁

電動弁

否

B

CUW 系吸込ライン外側隔離弁

電動弁

否

B

CUW ＲＰＶヘッドスプレイ隔離弁

電動弁

否

B

主蒸気内側隔離弁

空気作動弁

否

B

主蒸気外側隔離弁

空気作動弁

否

B

原子炉給水ライン外側隔離弁(A)

空気作動弁

否

B

原子炉給水ライン外側隔離弁(B)

空気作動弁

否

B

MS 原子炉圧力容器頂部ガス抜き弁

電動弁

否

安全停止に必要な機能を有しないため

否

当該弁は通常閉，機能要求時閉である。火災影響を受け機能喪失した場合でも通常時と機能要求時で状態が変わらないこと，万一誤動作した場合であっても下流に隔離弁があり二重化されていることから，火災によって系統機能に影響を及ぼすものではない。

否

当該弁は通常閉，機能要求時閉である。火災影響を受け機能喪失した場合でも通常時と機能要求時で状態が変わらないこと，万一誤動作した場合であっても上流に隔離弁があり二重化されていることから，火災によって系統機能に影響を及ぼすものではない。

B

MS 原子炉圧力容器１次ベント弁

MS 原子炉圧力容器２次ベント弁

電動弁

電動弁

－

2-添付 5-1

－

設備番号

設備名称

機種

機能

対策

主蒸気逃がし安全弁(ADS 機能付き)用
電磁弁(A,C,F,H,L,N,R,T)

空気作動弁

主蒸気逃がし安全弁(G,K,P)用電磁弁

空気作動弁

主蒸気逃がし安全弁(ADS)

空気作動弁

否

主蒸気逃がし安全弁

空気作動弁

否

主蒸気逃がし安全弁用電磁弁

空気作動弁

否

RHR ポンプ(A)ポンプ

RHR ポンプ(B)ポンプ

要

RHR ポンプ(C)ポンプ

要

RHR ポンプ S/P 水吸込隔離弁(A)電動弁

要RHR ポンプ S/P 水吸込隔離弁(B)電動弁

要

RHR ポンプ S/P 水吸込隔離弁(C)電動弁

要RHR 系熱交換器出口弁(A)電動弁

要RHR 系熱交換器出口弁(B)電動弁

要RHR 系熱交換器出口弁(C)

電動弁

要

RHR 注入弁(A)電動弁

要RHR 注入弁(B)

電動弁

要

RHR 注入弁(C)電動弁

炉心 冷却 ／崩 壊
熱除去

炉心 冷却 ／崩 壊
熱除去

要
要

要

要
※S/C 冷却モード
にて使用

RHR 系試験用調節弁(A)※電動弁

RHR 系試験用調節弁(B)※電動弁

要RHR 系試験用調節弁(C)※電動弁

要RHR 系停止時冷却内側隔離弁(A)電動弁

要RHR 系停止時冷却内側隔離弁(B)電動弁

要RHR 系停止時冷却内側隔離弁(C)電動弁

要RHR 系停止時冷却外側隔離弁(A)※電動弁

RHR 系停止時冷却外側隔離弁(B)※電動弁

RHR 系停止時冷却外側隔離弁(C)※電動弁

RHR ポンプ炉水吸込弁(A)電動弁

要RHR ポンプ炉水吸込弁(B)電動弁

要

RHR ポンプ炉水吸込弁(C)電動弁

要RHR 系熱交換器バイパス弁(A)電動弁

要RHR 系熱交換器バイパス弁(B)電動弁

要RHR 系熱交換器バイパス弁(C)

電動弁

要

－

※操作に時間的余裕があり消火後現場操作にて対応可能なため影響 軽減 対策 は実施しない

2-添付 5-2

－

備考

要

要
要
要

格納容器内に設置されており，火災が発生するおそれはない
格納容器内に設置されており，火災が発生するおそれはない
安全停止に必要な機能を有しないため

設備番号

設備名称

機種

RHR 系最小流量バイパス弁(A)電動弁

RHR 系最小流量バイパス弁(B)電動弁

RHR 系最小流量バイパス弁(C)電動弁

要RHR 系熱交換器(A)

熱交換器

否

RHR 系熱交換器(B)

熱交換器

否

RHR 系熱交換器(C)

熱交換器

否

RHR 封水ポンプ(A)ポンプ

否

RHR 封水ポンプ(B)

ポンプ

否

RHR 封水ポンプ(C)ポンプ

否

RHR 系燃料ﾌﾟｰﾙ側第一出口弁(A)電動弁

否

RHR 系燃料ﾌﾟｰﾙ側第一出口弁(B)

電動弁

否

RHR 系燃料ﾌﾟｰﾙ側第一出口弁(C)電動弁

否

RHR 系燃料ﾌﾟｰﾙ側第二出口弁

電動弁

否

RHR 格納容器冷却流量調節弁(B)

電動弁

否

RHR 格納容器冷却流量調節弁(C)電動弁

否

RHR 格納容器冷却ライン隔離弁(B)

電動弁

否

RHR 格納容器冷却ライン隔離弁(C)電動弁

否

RHR S/P スプレイ注入隔離弁(B)

電動弁

否

RHR S/P スプレイ注入隔離弁(C)電動弁

否

RHR 系 SPH 系第一止め弁(A)電動弁

否

RHR 系 SPH 系第一止め弁(B)

電動弁

否

－

機能

対策

炉心 冷却 ／崩 壊熱除去

2-添付 5-3

－

備考

要
要

不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない
安全停止に必要な機能を有しないため，火災によって系統機能に影響を及ぼすものではない
安全停止に必要な機能を有しないため，火災によって系統機能に影響を及ぼすものではない
安全停止に必要な機能を有しないため，火災によって系統機能に影響を及ぼすものではない
他系統との連絡弁であるが，当該弁は通常閉，機能要求時閉である。火災影響を受け機能喪失した
場合でも通常時と機能要求時で状態が変わらな
いこと，万一誤作動した場合であっても電源区分の異なる弁で二重化されていることから火災によって系統機能に影響を及ぼすものではない。
他系統との連絡弁であるが，当該弁は通常閉，機能要求時閉である。火災影響を受け機能喪失した
場合でも通常時と機能要求時で状態が変わらな
いこと，万一誤作動した場合であっても電源区分の異なる弁（A,C 系）や手動弁で（FPC 系）二重化されていることから火災によって系統機能に影響を及ぼすものではない。
他系統との連絡弁であるが，当該弁は通常閉，機能要求時閉である。火災影響を受け機能喪失した
場合でも通常時と機能要求時で状態が変わらな
いこと，万一誤作動した場合であっても電源区分の異なる弁で二重化されていることから火災によって系統機能に影響を及ぼすものではない。
他系統との連絡弁であるが，当該弁は通常閉，機能要求時閉である。火災影響を受け機能喪失した
場合でも通常時と機能要求時で状態が変わらな
いこと，万一誤作動した場合であっても電源区分の異なる弁（A,C 系）や手動弁で（FPC 系）二重化されているため，火災によって系統機能に影響を及ぼすものではない。
格納容器スプレイ機能時に使用するものであり，火災によって機能要求されるものではない。
格納容器スプレイ機能時に使用するものであり，火災によって機能要求されるものではない。
格納容器スプレイ機能時に使用するものであり，火災によって機能要求されるものではない。
格納容器スプレイ機能時に使用するものであり，火災によって機能要求されるものではない。
格納容器スプレイ機能時に使用するものであり，火災によって機能要求されるものではない。
格納容器スプレイ機能時に使用するものであり，火災によって機能要求されるものではない。
他系統との連絡弁であるが，当該弁は通常閉，機能要求時閉である。火災影響を受け機能喪失した
場合でも通常時と機能要求時で状態が変わらな
いこと，万一誤作動した場合であっても電源区分の異なる弁で二重化されているため，火災によって系統機能に影響を及ぼすものではない。
他系統との連絡弁であるが，当該弁は通常閉，機能要求時閉である。火災影響を受け機能喪失した
場合でも通常時と機能要求時で状態が変わらな
いこと，万一誤作動した場合であっても電源区分の異なる弁で二重化されているため，火災によって系統機能に影響を及ぼすものではない。

設備番号

設備名称

機種

機能

対策

炉心 冷却 ／崩 壊
熱除去

RHR 系 SPH 系第一止め弁(C)電動弁

RHR 系 SPH 系第二止め弁(A)電動弁

否

RHR 系 SPH 系第二止め弁(B)電動弁

否

RHR 系 SPH 系第二止め弁(C)電動弁

否

RHR 系統暖機弁(A)電動弁

否

RHR 系統暖機弁(B)

電動弁

否

RHR 系統暖機弁(C)

電動弁

否

RHR 系試験可能逆止弁バイパス弁(A)電動弁

否

RHR 系試験可能逆止弁バイパス弁(B)

電動弁

否

RHR 系試験可能逆止弁バイパス弁(C)電動弁

否

RHR 系 LPFL 試験可能逆止弁(A)電動弁

否

RHR 系 LPFL 試験可能逆止弁(B)

電動弁

否

RHR 系 LPFL 試験可能逆止弁(C)

電動弁

否

－

2-添付 5-4－

否

備考
他系統との連絡弁であるが，当該弁は通常閉，機能要求時閉である。火災影響を受け機能喪失した
場合でも通常時と機能要求時で状態が変わらな
いこと，万一誤作動した場合であっても電源区分の異なる弁で二重化されているため，火災によって系統機能に影響を及ぼすものではない。
他系統との連絡弁であるが，当該弁は通常閉，機能要求時閉である。火災影響を受け機能喪失した
場合でも通常時と機能要求時で状態が変わらな
いこと，万一誤作動した場合であっても電源区分の異なる弁で二重化されているため，火災によって系統機能に影響を及ぼすものではない。
他系統との連絡弁であるが，当該弁は通常閉，機能要求時閉である。火災影響を受け機能喪失した
場合でも通常時と機能要求時で状態が変わらな
いこと，万一誤作動した場合であっても電源区分の異なる弁で二重化されているため，火災によって系統機能に影響を及ぼすものではない。
他系統との連絡弁であるが，当該弁は通常閉，機能要求時閉である。火災影響を受け機能喪失した
場合でも通常時と機能要求時で状態が変わらな
いこと，万一誤作動した場合であっても電源区分の異なる弁で二重化されているため，火災によって系統機能に影響を及ぼすものではない。
他系統との連絡弁であるが，当該弁は通常閉，機能要求時閉である。火災影響を受け機能喪失した
場合でも通常時と機能要求時で状態が変わらな
いこと，万一誤作動した場合であっても電源区分の異なる弁で二重化されているため，火災によって系統機能に影響を及ぼすものではない。
他系統との連絡弁であるが，当該弁は通常閉，機能要求時閉である。火災影響を受け機能喪失した
場合でも通常時と機能要求時で状態が変わらな
いこと，万一誤作動した場合であっても電源区分の異なる弁で二重化されているため，火災によって系統機能に影響を及ぼすものではない。
他系統との連絡弁であるが，当該弁は通常閉，機能要求時閉である。火災影響を受け機能喪失した
場合でも通常時と機能要求時で状態が変わらな
いこと，万一誤作動した場合であっても電源区分の異なる弁で二重化されているため，火災によって系統機能に影響を及ぼすものではない。
当該弁は通常閉，機能要求時閉である。火災影響を受け機能喪失した場合でも通常時と機能要求時で状態が変わらないこと，万一誤作動した場合であっても閉鎖された系であり，火災によって系
統機能に影響を及ぼすものではない。
当該弁は通常閉，機能要求時閉である。火災影響を受け機能喪失した場合でも通常時と機能要求時で状態が変わらないこと，万一誤作動した場合であっても閉鎖された系であり，火災によって系
統機能に影響を及ぼすものではない。
当該弁は通常閉，機能要求時閉である。火災影響を受け機能喪失した場合でも通常時と機能要求時で状態が変わらないこと，万一誤作動した場合であっても閉鎖された系であり，火災によって系
統機能に影響を及ぼすものではない。
試験用の駆動部であり，火災により系統機能に影響を与えるものではない
試験用の駆動部であり，火災により系統機能に影響を与えるものではない
試験用の駆動部であり，火災により系統機能に影響を与えるものではない

設備番号

設備名称

機種

機能

対策

炉心 冷却 ／崩 壊
熱除去
RHR 系プロセスサンプル第一隔離弁(A)電動弁

否

RHR 系プロセスサンプル第一隔離弁(B)

電動弁否

RHR 系プロセスサンプル第一隔離弁(C)電動弁

否

RHR プロセスサンプル第二隔離弁（Ａ）

電動弁

否

RHR プロセスサンプル第二隔離弁（B）

電動弁

否

RHR プロセスサンプル第二隔離弁（C）

電動弁

否

RHR 系 PASS 第一炉水サンプリング弁

電動弁

否

RHR PASS 第二炉水サンプリング弁

電動弁

否

HPCF ポンプ(B)

ポンプ

HPCF ポンプ(C)ポンプ

要

HPCF 系 CSP 側吸込弁(B)

電動弁

要

HPCF 系 CSP 側吸込弁(C)電動弁

要

HPCF 系注入隔離弁(B)

電動弁

要

HPCF 系注入隔離弁(C)

電動弁

要

－

要

炉心冷却

2-添付 5-5－

備考
他系統との連絡弁であるが，当該弁は通常閉，機能要求時閉である。火災影響を受け機能喪失した
場合でも通常時と機能要求時で状態が変わらな
いこと，万一誤作動した場合であっても電源区分の異なる弁で二重化されていること，かつ閉鎖された系であるため，火災によって系統機能に影響を及ぼすものではない。
他系統との連絡弁であるが，当該弁は通常閉，機能要求時閉である。火災影響を受け機能喪失した
場合でも通常時と機能要求時で状態が変わらな
いこと，万一誤作動した場合であっても電源区分の異なる弁で二重化されていること，かつ閉鎖された系であるため，火災によって系統機能に影響を及ぼすものではない。
他系統との連絡弁であるが，当該弁は通常閉，機能要求時閉である。火災影響を受け機能喪失した
場合でも通常時と機能要求時で状態が変わらな
いこと，万一誤作動した場合であっても電源区分の異なる弁で二重化されていること，かつ閉鎖された系であるため，火災によって系統機能に影響を及ぼすものではない。
他系統との連絡弁であるが，当該弁は通常閉，機能要求時閉である。火災影響を受け機能喪失した
場合でも通常時と機能要求時で状態が変わらな
いこと，万一誤作動した場合であっても電源区分の異なる弁で二重化されていること，かつ閉鎖された系であるため，火災によって系統機能に影響を及ぼすものではない。
他系統との連絡弁であるが，当該弁は通常閉，機能要求時閉である。火災影響を受け機能喪失した
場合でも通常時と機能要求時で状態が変わらな
いこと，万一誤作動した場合であっても電源区分の異なる弁で二重化されていること，かつ閉鎖された系であるため，火災によって系統機能に影響を及ぼすものではない。
他系統との連絡弁であるが，当該弁は通常閉，機能要求時閉である。火災影響を受け機能喪失した
場合でも通常時と機能要求時で状態が変わらな
いこと，万一誤作動した場合であっても電源区分の異なる弁で二重化されていること，かつ閉鎖された系であるため，火災によって系統機能に影響を及ぼすものではない。
他系統との連絡弁であるが，当該弁は通常閉，機能要求時閉である。火災影響を受け機能喪失した
場合でも通常時と機能要求時で状態が変わらな
いこと，万一誤作動した場合であっても電源区分の異なる弁で二重化されていること，かつ閉鎖された系であるため，火災によって系統機能に影響を及ぼすものではない。
他系統との連絡弁であるが，当該弁は通常閉，機能要求時閉である。火災影響を受け機能喪失した
場合でも通常時と機能要求時で状態が変わらな
いこと，万一誤作動した場合であっても電源区分の異なる弁で二重化されていること，かつ閉鎖された系であるため，火災によって系統機能に影響を及ぼすものではない。

設備番号

設備名称

機種

HPCF 系 S/P 側吸込隔離弁(B)

電動弁

HPCF 系 S/P 側吸込隔離弁(C)電動弁

要

HPCF 系最小流量バイパス弁(B)

電動弁

要

HPCF 系最小流量バイパス弁(C)電動弁

要

HPCF 系試験可能逆止弁(B)

空気作動弁

否

HPCF 系試験可能逆止弁(C)

空気作動弁

否

HPCF 系第一試験用調節弁(B)

電動弁

否

HPCF 系第一試験用調節弁(C)

電動弁

否

HPCF 第二試験用調節弁(B)

電動弁

否

HPCF 第二試験用調節弁(C)電動弁

否

SPCU CSP 側吸込弁

電動弁

否

復水貯蔵槽

容器

否

RCIC ポンプ

ポンプ

RCIC ポンプ駆動用蒸気タービン

ポンプ

要

RCIC 復水ポンプ

ポンプ

要RCIC 真空ポンプ

ポンプ

要

RCIC 系 CSP 側吸込弁

電動弁

要RCIC 系注入弁

電動弁

要RCIC 系 S/P 側吸込隔離弁

電動弁

要RCIC 系最小流量バイパス弁

電動弁

要

RCIC 系冷却水ライン止め弁

電動弁

要RCIC 系重大事故時蒸気止め弁

電動弁

要

RCIC 系蒸気ライン内側隔離弁

電動弁

要RCIC 系蒸気ライン外側隔離弁

電動弁

要RCIC 系タービン止め弁

電動弁

要RCIC 系タービン排気ライン隔離弁

電動弁

要RCIC 系真空ポンプ吐出ライン隔離弁

電動弁

要RCIC 蒸気ライン暖気弁

電動弁

要RCIC HPAC タービン止め弁

電動弁

要RCIC 系タービン主蒸気止め弁

電動弁

要

－

機能

対策
要

炉心冷却

要

炉心冷却

2-添付 5-6

備考－

試験用の駆動部であり，火災により系統機能に影響を与えるものではない
試験用の駆動部であり，火災により系統機能に影響を与えるものではない
試験用の駆動部であり，火災により系統機能に影響を与えるものではない
試験用の駆動部であり，火災により系統機能に影響を与えるものではない
試験用の駆動部であり，火災により系統機能に影響を与えるものではない
試験用の駆動部であり，火災により系統機能に影響を与えるものではない
他系統との連絡弁であるが，通常開であり系統機
能要求時に動作を要求されるものではないこと，
誤動作した場合であっても系統機能への影響はない
不燃材で構成されているため，火災によって影響
を受けない

設備番号

設備名称

機種

RCIC 系タービン蒸気加減弁

油圧作動弁

RCIC 復水ポンプ出口ドレン第一隔離弁

電動弁

要RCIC 復水ポンプ出口ドレン第二隔離弁

電動弁

要RCIC 真空タンク

容器

否

RCIC 試験可能逆止弁

空気作動弁

否

RCIC 第一試験用調節弁

電動弁

否

RCIC 第二試験用調節弁

電動弁

否

RCIC 冷却水供給圧力調整弁

圧力調節弁

否

RCIC 系第一蒸気ドレン止め弁

電動弁

否

RCIC 第二蒸気ドレン止め弁

電動弁

否

RCW ポンプ(A)ポンプ

RCW ポンプ(B)ポンプ

RCW ポンプ(C)ポンプ

要

RCW ポンプ(D)ポンプ

要RCW ポンプ(E)ポンプ

要

RCW ポンプ(F)ポンプ

要

RCW 熱交換器(A)冷却水出口弁

電動弁

要RCW 熱交換器(B)冷却水出口弁

電動弁

要RCW 熱交換器(C)冷却水出口弁

電動弁

要RCW 熱交換器(D)冷却水出口弁

電動弁

要RCW 熱交換器(E)冷却水出口弁

電動弁

要RCW 熱交換器(F)冷却水出口弁

電動弁

要RHR 熱交換器(A)冷却水出口弁

電動弁

要RHR 熱交換器(B)冷却水出口弁

電動弁

要RHR 熱交換器(C)冷却水出口弁

電動弁

要HECW 冷凍機(A)冷却水調整弁

電動弁

要HECW 冷凍機(B)冷却水調整弁

電動弁

要HECW 冷凍機(C)冷却水調整弁

電動弁

要HECW 冷凍機(D)冷却水調整弁

電動弁

要

－

機能

対策
要

炉心冷却

サポート系（原子炉補機冷却系）

2-添付 5-7

備考

－

要
要

不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない試験用の駆動部であり，火災により系統機能に影響を与えるものではない
試験用の駆動部であり，火災により系統機能に影響を与えるものではない
試験用の駆動部であり，火災により系統機能に影響を与えるものではない
不燃材で構成されているため火災によって影響を受けない
当該弁は通常開，機能要求時閉である。火災影響により機能喪失した場合，フェイル・クローズ設計であり機能要求は満足する。万一の不動作を想定した場合であってもドレンポットからの水抜き
ラインであり小口径のため主配管の流量に影響を与えないことから，系統機能へ影響はない。
当該弁は通常開，機能要求時閉である。火災影響により機能喪失した場合，フェイル・クローズ設計であり機能要求は満足する。万一の不動作を想定した場合であってもドレンポットからの水抜き
ラインであり小口径のため主配管の流量に影響を与えないことから，系統機能へ影響はない。

設備番号

設備名称

機種

機能

対策

非常用 D/G(A)冷却水出口弁(A)電動弁

サポート系（原子炉補機冷却系）

要

非常用 D/G(B)冷却水出口弁(B)電動弁

要

非常用 D/G(C)冷却水出口弁(C)電動弁

要

非常用 D/G(A)冷却水出口弁(D)電動弁

要

非常用 D/G(B)冷却水出口弁(E)電動弁

要

非常用 D/G(C)冷却水出口弁(F)電動弁

要RCW サージタンク（Ａ）

容器

否

RCW サージタンク（B）

容器

否

RCW サージタンク（C）

容器

否

RCW 熱交換器（Ａ）

容器

否

RCW 熱交換器（B）

容器

否

RCW 熱交換器（C）

容器

否

RCW 熱交換器（D）

容器

否

RCW 熱交換器（E）

容器

否

RCW 熱交換器（F）

容器

否

RCW 常用冷却水供給側分離弁(A)電動弁

否

RCW 常用冷却水供給側分離弁(B)

電動弁

否

RCW 常用冷却水供給側分離弁(C)電動弁

否

RCW 常用冷却水戻り側分離弁(A)電動弁

否

RCW 常用冷却水戻り側分離弁(B)

電動弁

否

RCW 常用冷却水戻り側分離弁(C)

電動弁

否

温度調整弁

要

温度調整弁

要

温度調整弁

要

温度調整弁

要

温度調整弁

要

温度調整弁

要

ＲＣＷ冷却水供給温度調整弁（A／熱交換器側）
ＲＣＷ冷却水供給温度調整弁（B／熱交
換器側）
ＲＣＷ冷却水供給温度調整弁（C／熱交
換器側）
ＲＣＷ冷却水供給温度調整弁（A／ポン
プ側）
ＲＣＷ冷却水供給温度調整弁（B／ポン
プ側）
ＲＣＷ冷却水供給温度調整弁（C／ポン
プ側）

RCW 常用冷却水緊急遮断弁(A)

空気作動弁

－

2-添付 5-8

否－

備考

不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない
通常開であり系統機能要求時に動作を要求されるものではないこと，万一誤動作した場合であっても系統機能への影響はない
通常開であり系統機能要求時に動作を要求されるものではないこと，万一誤動作した場合であっても系統機能への影響はない
通常開であり系統機能要求時に動作を要求されるものではないこと，万一誤動作した場合であっても系統機能への影響はない
通常開であり系統機能要求時に動作を要求されるものではないこと，万一誤動作した場合であっても系統機能への影響はない
通常開であり系統機能要求時に動作を要求されるものではないこと，万一誤動作した場合であっても系統機能への影響はない
通常開であり系統機能要求時に動作を要求されるものではないこと，万一誤動作した場合であっても系統機能への影響はない

当該弁は通常開，機能要求時閉である。火災影響により機能喪失した場合フェイル・クローズ設計のため機能要求は満足する。また，万一の不動作を想定した場合であっても閉鎖された系である
ことから，系統機能に影響を及ぼすものではない

設備番号

設備名称

機種

機能

RCW 常用冷却水緊急遮断弁(B)

空気作動弁

サポート系（原子炉補機冷却系）

RCW 常用冷却水緊急遮断弁(C)

空気作動弁

否

RCW 常用冷却水緊急遮断弁(D)

空気作動弁

否

RCW 常用冷却水緊急遮断弁(E)

空気作動弁

否

RCW 常用冷却水緊急遮断弁(F)

空気作動弁

否

RCW 防食剤注入タンク(A)

容器

否

安全停止に必要な機能を有していない

RCW 防食剤注入タンク(B)

容器

否

安全停止に必要な機能を有していない

RCW 防食剤注入タンク(C)容器

否

安全停止に必要な機能を有していない

HECW ポンプ(A)

ポンプ

HECW ポンプ(B)

ポンプ

HECW ポンプ(C)ポンプ

要

HECW ポンプ(D)ポンプ

要

HECW 冷凍機(A)

冷凍機

要HECW 冷凍機(B)

冷凍機

要HECW 冷凍機(C)

冷凍機

要HECW 冷凍機(D)

冷凍機

要HECW 防食剤注入タンク

容器

否

MCR 冷却コイル(A)(C)(E)温度調節弁

温度調節弁

要

MCR 冷却コイル(B)(D)(F)温度調節弁

温度調節弁

要

DG(A)/Z 冷却コイル(A)(B)温度調節弁

温度調節弁

要

DG(B)/Z 冷却コイル(A)(B)温度調節弁

温度調節弁

要

C/B 計測制御電源盤区域(A)
冷却コイル(A)(B)温度調節弁

温度調節弁

要

C/B 計測制御電源盤区域(B)
冷却コイル(A)(B)温度調節弁

温度調節弁

要

HECW(A)往還差圧調節弁

圧力制御弁

要

HECW(B)往還差圧調節弁

圧力制御弁

要

－

対策

サポート系（換気
空調 補機 非常 用冷却系）

2-添付 5-9－

否

備考
当該弁は通常開，機能要求時閉である。火災影響により機能喪失した場合フェイル・クローズ設計のため機能要求は満足する。また，万一の不動作を想定した場合であっても閉鎖された系である
ことから，系統機能に影響を及ぼすものではない
当該弁は通常開，機能要求時閉である。火災影響により機能喪失した場合フェイル・クローズ設計のため機能要求は満足する。また，万一の不動作を想定した場合であっても閉鎖された系である
ことから，系統機能に影響を及ぼすものではない
当該弁は通常開，機能要求時閉である。火災影響により機能喪失した場合フェイル・クローズ設計のため機能要求は満足する。また，万一の不動作を想定した場合であっても閉鎖された系である
ことから，系統機能に影響を及ぼすものではない
当該弁は通常開，機能要求時閉である。火災影響により機能喪失した場合フェイル・クローズ設計のため機能要求は満足する。また，万一の不動作を想定した場合であっても閉鎖された系である
ことから，系統機能に影響を及ぼすものではない
当該弁は通常開，機能要求時閉である。火災影響により機能喪失した場合フェイル・クローズ設計のため機能要求は満足する。また，万一の不動作を想定した場合であっても閉鎖された系である
ことから，系統機能に影響を及ぼすものではない

要
要

安全停止に必要な機能を有していない

設備番号

設備名称

機種

RSW ポンプ(A)ポンプ

RSW ポンプ(B)ポンプ

RSW ポンプ(C)ポンプ

要

RSW ポンプ(D)ポンプ

要RSW ポンプ(E)ポンプ

要

RSW ポンプ(F)ポンプ

要

RSW(A)吐出弁

電動弁

要

RSW(B)吐出弁

電動弁

要RSW(C)吐出弁

電動弁

要RSW(D)吐出弁

電動弁

要

RSW(E)吐出弁

電動弁

要

RSW(F)吐出弁

電動弁

要RSW ストレーナ(A)旋回弁

電動弁

要RSW ストレーナ(B)旋回弁

電動弁

要

RSW ストレーナ(C)旋回弁

電動弁

要RSW ストレーナ(D)旋回弁

電動弁

要RSW ストレーナ(E)旋回弁

電動弁

要

RSW ストレーナ(F)旋回弁

電動弁

要

RSW 海水ストレーナ(A)ブロー弁

電動弁

要

RSW 海水ストレーナ(B)ブロー弁

電動弁

要

RSW 海水ストレーナ(C)ブロー弁

電動弁

要

RSW 海水ストレーナ(D)ブロー弁

電動弁

要

RSW 海水ストレーナ(E)ブロー弁

電動弁

要

RSW 海水ストレーナ(F)ブロー弁

電動弁

要

RSW 海水ストレーナ(A)

ストレーナ

否

RSW 海水ストレーナ(B)

ストレーナ

否

RSW 海水ストレーナ(C)

ストレーナ

否

RSW 海水ストレーナ(D)

ストレーナ

否

RSW 海水ストレーナ(E)

ストレーナ

否

RSW 海水ストレーナ(F)

ストレーナ

否

RSW ポンプ(A)(D)出口連絡弁

電動弁

否

－

機能

対策

サポート系（原子炉補 機冷 却海 水系）

2-添付 5-10

－

備考

要
要

不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない
通常時と機能要求時で状態が変わらないこと，火災により万一誤動作した場合であっても閉鎖された系であることから系統機能に影響を及ぼすもの
ではない

設備番号

設備名称

機種

機能

RSW ポンプ(B)(E)出口連絡弁

電動弁

サポート系（原子炉補 機冷 却海 水系）

RSW ポンプ(C)(F)出口連絡弁

電動弁

6.9kV メタクラ 6C

電源盤・制御盤

6.9kV メタクラ 6D

電源盤・制御盤

6.9kV メタクラ 6E

電源盤・制御盤要M/C 6C 電圧 TRD

電源盤・制御盤要M/C 6D 電圧 TRD

電源盤・制御盤要M/C 6E 電圧 TRD

電源盤・制御盤要480V パワーセンタ 6C-1

電源盤・制御盤要480V パワーセンタ 6C-2

電源盤・制御盤要480V パワーセンタ 6D-1

電源盤・制御盤要480V パワーセンタ 6D-2

電源盤・制御盤要480V パワーセンタ 6E-1

電源盤・制御盤要480V パワーセンタ 6E-2

電源盤・制御盤要P/C 6C-1 電圧 TRD

電源盤・制御盤要P/C 6C-2 電圧 TRD

電源盤・制御盤要P/C 6D-1 電圧 TRD

電源盤・制御盤要P/C 6D-2 電圧 TRD

電源盤・制御盤要P/C 6,E-1 電圧 TRD

電源盤・制御盤要P/C 6E-2 電圧 TRD

電源盤・制御盤要480V 海水熱交換機エリア MCC 6C-2-1

電源盤・制御盤要480V 海水熱交換機エリア MCC 6D-2-1

電源盤・制御盤要480V 海水熱交換機エリア MCC 6E-2-1

電源盤・制御盤要480V 原子炉建屋 MCC 6C-1-1

電源盤・制御盤要480V 原子炉建屋 MCC 6C-1-2

電源盤・制御盤要480V 原子炉建屋 MCC 6C-1-3

電源盤・制御盤要480V 原子炉建屋 MCC 6C-1-4

電源盤・制御盤要480V 原子炉建屋 MCC 6C-1-5

電源盤・制御盤要480V コントロール建屋 MCC 6C-1-7

電源盤・制御盤要480V コントロール建屋 MCC 6C-1-8

電源盤・制御盤要480V 原子炉建屋 MCC 6D-1-1

電源盤・制御盤要－

サポート（非常用
交流電源系）

2-添付 5-11

－

対策

備考

否

通常時と機能要求時で状態が変わらないこと，火災により万一誤動作した場合であっても閉鎖された系であることから系統機能に影響を及ぼすもの
ではない

否

通常時と機能要求時で状態が変わらないこと，火災により万一誤動作した場合であっても閉鎖された系であることから系統機能に影響を及ぼすもの
ではない

要
要

設備番号

設備名称

機種

480V 原子炉建屋 MCC 6D-1-2

電源盤・制御盤

480V 原子炉建屋 MCC 6D-1-3

電源盤・制御盤

480V 原子炉建屋 MCC 6D-1-4

電源盤・制御盤要480V 原子炉建屋 MCC 6D-1-5

電源盤・制御盤要480V コントロール建屋 MCC 6D-1-7

電源盤・制御盤要480V コントロール建屋 MCC 6D-1-8

電源盤・制御盤要480V 原子炉建屋 MCC 6E-1-1

電源盤・制御盤要480V 原子炉建屋 MCC 6E-1-2

電源盤・制御盤要480V コントロール建屋 MCC 6E-1-3

電源盤・制御盤要480V コントロール建屋 MCC 6E-1-4

電源盤・制御盤要

バイタル交流電源装置 6A

電源装置

要

バイタル交流電源装置 6B

電源装置

要

バイタル交流電源装置 6C

電源装置

要

バイタル交流電源装置 6D

電源装置

要

交流バイタル分電盤 6A-1

電源盤・制御盤要

交流バイタル分電盤 6B-1

電源盤・制御盤要

交流バイタル分電盤 6C-1

電源盤・制御盤要

交流バイタル分電盤 6D-1

電源盤・制御盤要

電源盤・制御盤要

電源盤・制御盤要

電源盤・制御盤

要

中央制御室計測用電源切換盤 6A

電源盤・制御盤

要

中央制御室計測用電源切換盤 6B

電源盤・制御盤

要

中央制御室計測用電源切換盤 6C

電源盤・制御盤要

直流 125V 主母線盤(P/C) 6A

電源盤・制御盤直流 125V 主母線盤(P/C) 6B

電源盤・制御盤直流 125V 主母線盤(P/C) 6C

電源盤・制御盤要

直流 125V 主母線盤(P/C) 6D

電源盤・制御盤要

直流 125V 充電器 6A

電源盤・制御盤要

直流 125V 充電器 6B

電源盤・制御盤要

直流 125V 充電器 6C

電源盤・制御盤要

直流 125V 充電器 6D

電源盤・制御盤要

直流 125V 主母線盤(MCC) 6A

電源盤・制御盤要

直流 125V 主母線盤(MCC) 6B

電源盤・制御盤要

交流 120V 中央制御室計測室用分電盤
6A
交流 120V 中央制御室計測室用分電盤
6B
交流 120V 中央制御室計測室用分電盤
6C

－

機能

対策

サポート（非常用
交流電源系）

サポート（直流電
源系）

2-添付 5-12

－

要
要

要
要

備考

設備番号

設備名称

機種

直流 125V 主母線盤(MCC) 6C

電源盤・制御盤直流 125V 主母線盤(MCC) 6D

電源盤・制御盤直流 125V 分電盤 6A-1

電源盤・制御盤要

直流 125V 分電盤 6A-2

電源盤・制御盤要

直流 125V 分電盤 6A-3

電源盤・制御盤要

直流 125V 分電盤 6B-1

電源盤・制御盤要

直流 125V 分電盤 6B-2

電源盤・制御盤要

直流 125V 分電盤 6B-3

電源盤・制御盤要

直流 125V 分電盤 6C-1

電源盤・制御盤直流 125V 分電盤 6C-2

電源盤・制御盤直流 125V 分電盤 6C-3

電源盤・制御盤要

直流 125V 分電盤 6D-1

電源盤・制御盤要

直流 125V 分電盤 6D-2

電源盤・制御盤要

直流 125V 蓄電池 6A

蓄電池

要

直流 125V 蓄電池 6B

蓄電池

要

直流 125V 蓄電池 6C

蓄電池

要

直流 125V 蓄電池 6D

蓄電池

要

直流 125V 蓄電池 6A-2

蓄電池

要

直流 125V 充電器盤 6A-2

電源盤・制御盤要

直流 125V 原子炉建屋 MCC 6A

電源盤・制御盤要ディーゼル機関ディーゼル発電機

ディーゼル機関ディーゼル発電機

ディーゼル機関ディーゼル発電機

要

潤滑油冷却器

熱交換器

要

潤滑油冷却器

熱交換器

要

潤滑油冷却器

熱交換器

要

機関付潤滑油フィルタ(A)

フィルタ

要

機関付潤滑油フィルタ(B)

フィルタ

要

機関付潤滑油フィルタ(C)

フィルタ

要

潤滑油補給ポンプ

ポンプ

要

潤滑油補給ポンプ

ポンプ

要

潤滑油補給ポンプ

ポンプ

要

潤滑油補給タンク

容器

要

－

機能

対策

サポート（直流電
源系）

サポート（直流電
源系）

サポート系（非常用ディーゼル発
電機）

2-添付 5-13

－

要
要

要
要

要
要

備考

設備番号

設備名称

機種

潤滑油補給タンク容器

潤滑油補給タンク容器

発電機軸受潤滑油冷却器

熱交換器

要

発電機軸受潤滑油冷却器

熱交換器

要

発電機軸受潤滑油冷却器

熱交換器

要

清水加熱器ポンプ

ポンプ

要

清水加熱器ポンプ

ポンプ

要

清水加熱器ポンプ

ポンプ

要

機関付潤滑油ポンプ(A)ポンプ

要機機付潤滑油ポンプ(B)ポンプ

要

機関付潤滑油ポンプ(C)ポンプ

要

燃料デイタンク(A)容器

要

燃料デイタンク(B)容器

要

燃料デイタンク(C)容器

要機関付清水ポンプ(A)ポンプ

要機関付清水ポンプ(B)ポンプ

要

機関付清水ポンプ(C)ポンプ

要

D/G(A)始動弁(1)電磁弁

要D/G(A)始動弁(2)電磁弁

要D/G(A)第一停止弁

電磁弁

要

D/G(A)第二停止弁

電磁弁

要D/G(B)始動弁(1)電磁弁

要D/G(B)始動弁(2)電磁弁

要D/G(B)第一停止弁

電磁弁

要D/G(B)第二停止弁

電磁弁

要D/G(C)始動弁(1)電磁弁

要D/G(C)始動弁(2)電磁弁

要D/G(C)第一停止弁

電磁弁

要D/G(C)第二停止弁

電磁弁

要

潤滑油プライミングポンプ（A）

ポンプ

否

潤滑油プライミングポンプ(B)ポンプ

否

潤滑油プライミングポンプ(C)ポンプ

否

安全停止に必要な機能を有しないため

空気冷却器（Ａ）

容器

否

不燃材で構成されているため，火災によって影響
を受けない

－

機能

対策

サポート系（非常用ディーゼル発
電機）

2-添付 5-14

－

備考

要
要

安全停止に必要な機能を有しないため安全停止に必要な機能を有しないため

設備番号

設備名称

機種

空気冷却器（B）

容器

空気冷却器（C）

容器

潤滑油加熱器

熱交換器

否

潤滑油加熱器

熱交換器

否

潤滑油加熱器

熱交換器

否

清水加熱器

熱交換器

否

清水加熱器

熱交換器

否

清水加熱器

熱交換器

否

D/G（Ａ）空気圧縮機Ａ

圧縮機

否

D/G（Ａ）空気圧縮機 B

圧縮機否

D/G（B）空気圧縮機Ａ

圧縮機

否

安全停止に必要な機能を有しないため

D/G（B）空気圧縮機 B

圧縮機否

安全停止に必要な機能を有しないため

D/G（C）空気圧縮機Ａ

圧縮機

否

安全停止に必要な機能を有しないため

D/G（C）空気圧縮機 B

圧縮機否

安全停止に必要な機能を有しないため

軽油タンク(A)容器

否

軽油タンク(B)容器

否

D/G（Ａ）清水温度調節弁（Ａ）
D/G（B）清水温度調節弁（B）

機能

対策

サポート系（非常用ディーゼル発
電機）

温度調節弁

否
否

否

温度調節弁

否

備考
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない
安全停止に必要な機能を有しないため安全停止に必要な機能を有しないため安全停止に必要な機能を有しないため不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない
安全停止に必要な機能を有しないため安全停止に必要な機能を有しないため

建屋外に設置されており，外部火災影響評価によ
ると火災によっても D/G に影響を及ぼさない
建屋外に設置されており，外部火災影響評価によ
ると火災によっても D/G に影響を及ぼさない
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない

D/G（C）清水温度調節弁（C）

温度調節弁

否

潤滑油温度調節弁（Ａ）

温度調節弁

否

潤滑油温度調節弁（B）

温度調節弁

否

潤滑油温度調節弁（C）

温度調節弁

否

清水膨張タンク

容器

否

清水膨張タンク

容器

否

清水膨張タンク

容器

否

空気だめ(自動)容器

否

D/G（Ａ）空気だめ（手動）容器

否

安全停止に必要な機能を有していない

空気だめ(自動)容器

否

不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない

D/G（B）空気だめ（手動）容器

否

安全停止に必要な機能を有していない

空気だめ(自動)容器

否

不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない

D/G（C）空気だめ（手動）容器

否

安全停止に必要な機能を有していない

清水冷却器

熱交換器

否

清水冷却器

熱交換器

否

－

2-添付 5-15－

不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない
不燃材で構成されているため，火災によって影響
を受けない

設備番号

設備名称

機種

清水冷却器

熱交換器

排気サイレンサ

サイレンサ

排気サイレンサ

サイレンサ

否

排気サイレンサ

サイレンサ

否

Hx/A 非常用送風機(A)ファン

Hx/A 非常用送風機(B)ファン

Hx/A 非常用送風機(C)ファン要

DG(A)/Z 送風機(A),(B)ファン

要

DG(A)/Z 排風機(A),(B)ファン

要

DG(A)非常用送風機(A),(B)ファン

要

DG(B)/Z 送風機(A),(B)ファン

要

DG(B)/Z 排風機(A),(B)ファン

要

DG(B)非常用送風機(A),(B)ファン

要

DG(C)/Z 送風機(A),(B)ファン

要

DG(C)/Z 排風機(A),(B)ファン

要

DG(C)非常用送風機(A),(B)

ファン

要

ファン

要

ファン

要

ファン

要

ファン

要

ファン

要

ファン

要

DG(C)/Z 排気ダンパ

ダンパ

要

DG(C)/Z 再循環ダンパ

ダンパ

要

ダンパ

要

ダンパ

要

HPCF ポンプ(C)室空調機

ファン

要

RHR ポンプ(A)室空調機

ファン

要

RHR ポンプ(C)室空調機

ファン

要

RHR ポンプ(B)室空調機

ファン

要

HPCF ポンプ(B)室空調機

ファン

要

D/G（Ａ）／Ｚ給気処理装置

空調装置

否

D/G（Ａ）非常用給気処理装置

空調装置

否

C/B 計測制御電源盤区域(A)
送風機(A),(B)C/B 計測制御電源盤区域(A)
排風機(A),(B)C/B 計測制御電源盤区域(B)
送風機(A),(B)C/B 計測制御電源盤区域(B)
排風機(A),(B)C/B 計測制御電源盤区域(C)
送風機(A),(B)C/B 計測制御電源盤区域(C)
排風機(A),(B)C/B 計測制御電源盤区域(C)排気ダン
パ
C/B 計測制御電源盤区域(C)再循環ダ
ンパ

－

機能

対策

サポート系（非常用ディーゼル発
電機）

サポート系（非常用換気空調系）

2-添付 5-16

－

否
否

備考
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない
不燃材で構成されているため，火災によって影響
を受けない

要
要

筐体が不燃性で構成されているため火災によって影響を受けない
筐体が不燃性で構成されているため火災によって影響を受けない

設備番号

設備名称

機種

D/G（B）／Ｚ給気処理装置

空調装置

D/G（B）非常用給気処理装置

空調装置

D/G（Ｃ）／Ｚ給気処理装置

空調装置

否

D/G（Ｃ）非常用給気処理装置

空調装置

否

Hx/A（Ａ）非常用給気処理装置

空調装置

否

Hx/A（B）非常用給気処理装置

空調装置

否

Hx/A（C）非常用給気処理装置

空調装置

否

空調装置

否

空調装置

否

空調装置

否

C/B 計測制御電源盤区域（Ａ）給気処理
装置
C/B 計測制御電源盤区域（B）給気処理
装置
C/B 計測制御電源盤区域（C）給気処理
装置

機能

対策

サポート系（非常用換気空調系）

否
否

中央制御室送風機(A)ファン

中央制御室送風機(B)ファン

中央制御室排風機(A)ファン

要中央制御室排風機(B)ファン

要中央制御室再循環送風機(A)ファン

要中央制御室再循環送風機(B)ファン

要MCR 再循環フィルタ装置
MCR 再循環フィルタ装置

サポート系（中央制御 室非 常用 換
気空調系）

空調装置

筐体が不燃性で構成されているため火災によって影響を受けない
筐体が不燃性で構成されているため火災によって影響を受けない
筐体が不燃性で構成されているため火災によって影響を受けない
筐体が不燃性で構成されているため火災によって影響を受けない
筐体が不燃性で構成されているため火災によって影響を受けない
筐体が不燃性で構成されているため火災によって影響を受けない
筐体が不燃性で構成されているため火災によって影響を受けない
筐体が不燃性で構成されているため火災によって影響を受けない
筐体が不燃性で構成されているため火災によって影響を受けない
筐体が不燃性で構成されているため火災によって影響を受けない

要
要

要

空調装置

要

MCR 再循環フィルタ装置

空調装置

要

MCR 再循環フィルタ装置

空調装置

要

MCR 外気取り入れダンパ(A)ダンパ

要MCR 外気取り入れダンパ(B)ダンパ

要MCR 非常用外気取入れダンパ(A)ダンパ

要MCR 非常用外気取入れダンパ(B)ダンパ

要MCR 再循環フィルタ入口ダンパ(A)ダンパ

要MCR 再循環フィルタ入口ダンパ(B)ダンパ

要MCR 排気ダンパ(A)ダンパ

要MCR 排気ダンパ(B)ダンパ

要MCR 給気処理装置（Ａ）

空調装置

否

MCR 給気処理装置（Ｂ）

空調装置

否

中央制御室外原子炉停止制御盤

電源・制御盤RCIC タービン制御盤 DIV-Ⅰ

電源・制御盤SRNM 前置増幅器盤(Ⅰ)

電源・制御盤－

備考

サポート系（制御系）

2-添付 5-17

要
要
要

－

筐体が不燃性で構成されているため火災によって影響を受けない
筐体が不燃性で構成されているため火災によって影響を受けない

設備番号

設備名称

機種

SRNM 前置増幅器盤(Ⅱ)

電源・制御盤SRNM 前置増幅器盤(Ⅲ)

電源・制御盤SRNM 前置増幅器盤(Ⅳ)

電源・制御盤

要

電源・制御盤

要

電源・制御盤

要

電源・制御盤要

補助継電器盤 1A

電源・制御盤要

補助継電器盤 1B

電源・制御盤要

補助継電器盤 1C

電源・制御盤要

補助継電器盤 2A

電源・制御盤要

補助継電器盤 2B

電源・制御盤要

補助継電器盤 2C

電源・制御盤

要

自動電圧調整器盤 A

電源・制御盤

要

自動電圧調整器盤 B

電源・制御盤

要

自動電圧調整器盤 C

電源・制御盤要界磁調整器盤 A

電源・制御盤要界磁調整器盤 B

電源・制御盤要界磁調整器盤 C

電源・制御盤要

シリコン整流器盤 A

電源・制御盤要

シリコン整流器盤 B

電源・制御盤要

シリコン整流器盤 C

電源・制御盤要

三相変圧器･リアクトル盤(PPT 盤) A

電源・制御盤要

三相変圧器･リアクトル盤(PPT 盤) B

電源・制御盤要

三相変圧器･リアクトル盤(PPT 盤) C

電源・制御盤要

可飽和変流器盤(SCT 盤) A

電源・制御盤要

可飽和変流器盤(SCT 盤) B

電源・制御盤要

可飽和変流器盤(SCT 盤) C

電源・制御盤要

発電機中性点接地変圧器盤(NGR 盤) A

電源・制御盤要

発電機中性点接地変圧器盤(NGＲ盤) B

電源・制御盤要

発電機中性点接地変圧器盤(NGR 盤) C

電源・制御盤要発電機補助盤(PT-CT 盤) A

電源・制御盤要発電機補助盤(PT-CT 盤) B

電源・制御盤要発電機補助盤(PT-CT 盤) C

電源・制御盤

要

非常用ディーゼル発電機 6A 監視操作盤
非常用ディーゼル発電機 6B 監視操作盤
非常用ディーゼル発電機 6C 監視操作
盤

－

機能

対策

サポート系（制御系）

2-添付 5-18

－

要
要

備考

設備番号

設備名称
格納容器内雰囲気モニタヒータ制御盤(A)
格納容器内雰囲気モニタヒータ制御盤
(B)

機種

機能

電源・制御盤
電源・制御盤

対策

サポート系（制御系）

要
要

HECW 冷却水系冷凍機（Ａ）制御盤

電源・制御盤要

HECW 冷却水系冷凍機（B）制御盤

電源・制御盤要

HECW 冷却水系冷凍機（C）制御盤

電源・制御盤要

HECW 冷却水系冷凍機（D）制御盤

電源・制御盤要

ＲＳＷストレーナ制御盤（A）

電源・制御盤要

ＲＳＷストレーナ制御盤（Ｂ）

電源・制御盤要

ＲＳＷストレーナ制御盤（C）

電源・制御盤

要

安全系多重伝送現場盤ＤＩＶ－Ⅰ

電源・制御盤

要

安全系多重伝送現場盤ＤＩＶ－Ⅰ

電源・制御盤

要

安全系多重伝送現場盤ＤＩＶ－Ⅰ

電源・制御盤

要

安全系多重伝送現場盤ＤＩＶ－Ⅰ

電源・制御盤

要

安全系多重伝送現場盤ＤＩＶ－Ⅰ

電源・制御盤要

6 号機安全系多重伝送現場盤ＤＩＶ－Ⅰ

電源・制御盤

要

安全系多重伝送現場盤ＤＩＶ－Ⅱ

電源・制御盤

要

安全系多重伝送現場盤ＤＩＶ－Ⅱ

電源・制御盤

要

安全系多重伝送現場盤ＤＩＶ－Ⅱ

電源・制御盤

要

安全系多重伝送現場盤ＤＩＶ－Ⅱ

電源・制御盤

要

安全系多重伝送現場盤ＤＩＶ－Ⅱ

電源・制御盤要

6 号機安全系多重伝送現場盤ＤＩＶ－Ⅱ

電源・制御盤

要

安全系多重伝送現場盤ＤＩＶ－Ⅲ

電源・制御盤

要

安全系多重伝送現場盤ＤＩＶ－Ⅲ

電源・制御盤

要

安全系多重伝送現場盤ＤＩＶ－Ⅲ

電源・制御盤要

6 号機安全系多重伝送現場盤ＤＩＶ－Ⅲ

電源・制御盤要

6 号機安全系多重伝送現場盤ＤＩＶ－Ⅳ

電源・制御盤要

ＳＲＮＭ検出器

中性子束計測設備

ＳＲＮＭ検出器

中性子束計測設備

要ＳＲＮＭ検出器

中性子束計測設備

要ＳＲＮＭ検出器

中性子束計測設備

要ＳＲＮＭ検出器

中性子束計測設備

要ＳＲＮＭ検出器

中性子束計測設備

要ＳＲＮＭ検出器

中性子束計測設備

要－プロセス監視2-添付 5-19

－

要

備考

設備番号

設備名称

機種

ＳＲＮＭ検出器

中性子束計測設備

ＳＲＮＭ検出器

中性子束計測設備

要ＳＲＮＭ検出器

中性子束計測設備

要

原子炉水位(広帯域)

水位計測設備要

原子炉水位(広帯域)

水位計測設備要

原子炉水位(広帯域)

水位計測設備要

原子炉水位(広帯域)

水位計測設備要

原子炉水位(燃料域)

空気作動弁

要

原子炉水位(燃料域)

空気作動弁

要

原子炉圧力

圧力計測設備要

原子炉圧力

圧力計測設備要

原子炉圧力

圧力計測設備要

原子炉圧力

圧力計測設備要

サプレッションプール水温度(85°)

水位計測設備要

サプレッションプール水温度(144°)

水位計測設備要

サプレッションプール水温度(216°)

水位計測設備要

サプレッションプール水温度(265°)

水位計測設備要

サプレッションプール水温度(324°)

水位計測設備要

サプレッションプール水温度(36°)

水位計測設備要

RHR(A)系統流量

流量計測設備要

RHR(B)系統流量

流量計測設備要RHR(C)系統流量

流量計測設備要

RCIC 系統流量

流量計測設備要

HPCF(B)系統流量

流量計測設備要

HPCF(C)系統流量

流量計測設備要

サプレッションプール水位

水位計測設備要

サプレッションプール水位

水位計測設備要

サプレッションプール水位

水位計測設備要復水貯蔵槽水位

水位計測設備要復水貯蔵槽水位

水位計測設備要復水貯蔵槽水位

水位計測設備要復水貯蔵槽水位

水位計測設備要復水貯蔵槽水位

水位計測設備

要

－

機能

対策

プロセス監視2-添付 5-20

－

要

備考

設備番号

設備名称

機種

RCW サージタンク(A)水位

水位計測設備

RCW サージタンク(B)水位

水位計測設備要

RCW サージタンク(C)水位

水位計測設備要

6.9kV M/C 6C 電圧

電圧計測設備要

6.9kV M/C 6D 電圧
6.9kV M/C 6E 電圧機能

対策

プロセス監視電圧計測設備要要

電圧計測設備要

直流 125V 主母線盤 6A 電圧

電圧計測設備要

直流 125V 主母線盤 6B 電圧

電圧計測設備要

直流 125V 主母線盤 6C 電圧

電圧計測設備要

直流 125V 主母線盤 6D 電圧

電圧計測設備要格納容器圧力圧力計測設備要格納容器圧力圧力計測設備要

RCW(A)系冷却水供給圧力

圧力計測設備要

RCW(B)系冷却水供給圧力

圧力計測設備要

RCW(C)系冷却水供給圧力

圧力計測設備要

RSW ポンプ吐出圧力

圧力計測設備要

RSW ポンプ吐出圧力

圧力計測設備要

RSW ポンプ吐出圧力

圧力計測設備要

RSW ポンプ吐出圧力

圧力計測設備要

RSW ポンプ吐出圧力

圧力計測設備要

RSW ポンプ吐出圧力

圧力計測設備要CAMS 放射線モニタ(IC)(D/W)
CAMS 放射線モニタ(IC)(D/W)

放射線計測設備

要

放射線計測設備

要CAMS 放射線モニタ(IC)(S/C)

放射線計測設備

要CAMS 放射線モニタ(IC)(S/C)

放射線計測設備

要

格納容器水素濃度(A)

水素計測設備要格納容器水素濃度(B)

水素計測設備要－2-添付 5-21－

備考柏崎刈羽原子力発電所７号炉
設備番号

設備名称

機種

主蒸気ドレンライン内側隔離弁

電動弁

主蒸気ドレンライン外側隔離弁

電動弁

機能

対策

原子炉冷却材圧
力バウンダリ要
要

CUW 炉水サンプル内側隔離弁

空気作動弁

否

CUW 炉水サンプル外側隔離弁

空気作動弁

否

CUW 吸込ライン内側隔離弁

電動弁

否

CUW 吸込ライン外側隔離弁

電動弁

否

CUW ＲＰＶヘッドスプレイ隔離弁

電動弁

否

主蒸気内側隔離弁

空気作動弁

否

主蒸気外側隔離弁

空気作動弁

否

原子炉給水ライン外側隔離弁Ｂ

空気作動弁

否

原子炉給水ライン外側隔離弁Ａ

空気作動弁

否

MS 原子炉圧力容器頂部ガス抜き弁

電動弁

否

－

2-添付 5-22－

備考

当該弁は通常閉，機能要求時閉である。
火災影響を受け機能喪失した場合でも通常時と機能要求時で状態が変わらないこと，また，万一誤動作した場合であっても下流の格納容器外側に隔離弁があり二重化されていることから，火災影響により系統機能に影響を及ぼすものではない。
当該弁は通常閉，機能要求時閉である。
火災影響を受け機能喪失した場合でも通常時と機能要求時で状態が変わらないこと，また，万一誤動作した場合であっても上流の格納容器内側に隔離弁があり二重化されていることから，火災影響により系統機能に影響を及ぼすものではない。
当該弁は通常開，機能要求時閉である。
火災影響を受け機能喪失した場合でも下流に隔離弁があり二重化されていること，
かつ CUW 系は閉鎖された系であることか
ら，系統機能に影響を及ぼすものではない。
当該弁は通常開，機能要求時閉である。
火災影響を受け機能喪失した場合でも上流に隔離弁があり二重化されていること，
かつ CUW 系は閉鎖された系であることか
ら，系統機能に影響を及ぼすものではない。
当該弁は通常閉，機能要求時閉である。
火災影響を受け機能喪失した場合でも通常時と機能要求時で状態が変わらないこと，また万一誤動作した場合であっても下流側に逆止弁があること，閉鎖された系であることから，系統機能に影響を及ぼすものではない。
当該弁は通常開，機能要求時閉である。
火災影響を受け機能喪失した場合はフェイル・クローズ設計のため機能要求は満足する。また，万一の不動作を想定しても異なる電源区分の電磁弁で多重化されていること，下流の格納容器外側に隔離弁があり二重化されていること，から，系統機能に影響を及ぼすものではない。
当該弁は通常開，機能要求時閉である。
火災影響を受け機能喪失した場合はフェイル・クローズ設計のため機能要求は満足する。また，万一の不動作を想定しても異なる電源区分の電磁弁で多重化されていること，上流の格納容器内側に隔離弁があり二重化されていることから，系統機能に影響を及ぼすものではない。
試験用の駆動部で有り，火災により系統機能に影響を与えるものではない。
試験用の駆動部で有り，火災により系統機能に影響を与えるものではない。
安全停止に必要な機能を有しないため

設備番号

設備名称

機種

機能

対策

原子炉冷却材圧
力バウンダリMS 原子炉圧力容器１次ベント弁

電動弁

否

MS 原子炉圧力容器２次ベント弁

電動弁

否

主蒸気逃がし安全弁（ADS 機能付き）用電磁弁（A,C,F,H,L,N,R,T）

空気作動弁

主蒸気逃がし安全弁（G,K,P）用電磁弁

空気作動弁

MS 主蒸気逃がし安全弁

空気作動弁

否

MS 主蒸気逃がし安全弁（ADS）

空気作動弁

否

MS 逃がし安全弁用電磁弁

空気作動弁

否

RHR ポンプ(A)ポンプ

RHR ポンプ(B)ポンプ

RHR ポンプ(C)ポンプ

要

RHR ポンプ S/P 水吸込隔離弁(A)電動弁

要RHR ポンプ S/P 水吸込隔離弁(B)電動弁

要

RHR ポンプ S/P 水吸込隔離弁(C)電動弁

要RHR 熱交換器出口弁(A)電動弁

要RHR 熱交換器出口弁(B)

電動弁

要

RHR 熱交換器出口弁(C)

電動弁

要

RHR 注入弁(A)電動弁

要RHR 注入隔離弁(B)

電動弁

要

RHR 注入隔離弁(C)

電動弁

炉心冷却／崩壊
熱除去

炉心冷却／崩壊
熱除去

要

要
要

RHR 試験用調節弁(A)※電動弁

RHR 試験用調節弁(B)※

電動弁

要

RHR 試験用調節弁(C)※電動弁

要

RHR 停止時冷却内側隔離弁(A)電動弁

要RHR 停止時冷却内側隔離弁(B)電動弁

要

RHR 停止時冷却内側隔離弁(C)電動弁

要RHR 停止時冷却外側隔離弁(A)※電動弁

RHR 停止時冷却外側隔離弁(B)※

電動弁

※

電動弁

RHR 停止時冷却外側隔離弁(C)RHR ポンプ炉水吸込弁(A)※操作に時間的余裕があり消火後現場操作にて対応可能なため影響軽減対策は
実施しない

電動弁

－

2-添付 5-23

要

要
要
要
要

－

当該弁は通常閉，機能要求時閉である。
火災影響を受け機能喪失した場合でも通常時と機能要求時で状態が変わらないこと，万一誤動作した場合であっても下流に隔離弁があり二重化されていることから，
火災によって系統機能に影響を及ぼすものではない。
当該弁は通常閉，機能要求時閉である。
火災影響を受け機能喪失した場合でも通常時と機能要求時で状態が変わらないこと，万一誤動作した場合であっても上流に隔離弁があり二重化されていることから，
火災によって系統機能に影響を及ぼすものではない。

要

要※S/C 冷却モード
にて使用

備考

格納容器内に設置されており，火災が発生するおそれはない。
格納容器内に設置されており，火災が発生するおそれはない。
安全停止に必要な機能を有しないため

設備番号

設備名称

機種

機能

対策

RHR ポンプ炉水吸込弁(B)電動弁

要

RHR ポンプ炉水吸込弁(C)電動弁

要

RHR 熱交換器バイパス弁(A)

電動弁

備考

要
炉心冷却／崩壊熱除去

RHR 熱交換器バイパス弁(B)

電動弁

RHR 熱交換器バイパス弁(C)電動弁

要RHR 最小流量バイパス弁(A)電動弁

要RHR 最小流量バイパス弁(B)

電動弁

要RHR 最小流量バイパス弁(C)電動弁

要RHR 熱交換器（Ａ）

熱交換器

否

不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない。

RHR 熱交換器（Ｂ）

熱交換器

否

不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない。

RHR 熱交換器（Ｃ）

熱交換器

否

不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない。

RHR 封水ポンプ（Ａ）

ポンプ

否

RHR 封水ポンプ（Ｂ）

ポンプ

否

RHR 封水ポンプ（Ｃ）

ポンプ

否

RHR 燃料プール側第一出口弁(A)電動弁

否

RHR 燃料プール側第一出口弁(B)

電動弁

否

RHR 燃料プール側第一出口弁(C)電動弁

否

RHR 燃料プール側第ニ出口弁

電動弁

否

RHR 格納容器冷却流量調節弁(B)

電動弁

否

－

2-添付 5-24－

要安全停止に必要な機能を有しないため，
火災によって系統機能に影響を及ぼすものではない。
安全停止に必要な機能を有しないため，
火災によって系統機能に影響を及ぼすものではない。
安全停止に必要な機能を有しないため，
火災によって系統機能に影響を及ぼすものではない。
他系統との連絡弁であるが，当該弁は通常閉，機能要求時閉である。火災影響を受け機能喪失した場合でも通常時と機能要求時で状態が変わらないこと，万一誤作動した場合であっても電源区分の異なる弁で二重化されていることから火災によって系統機能に影響を及ぼすものではない。
他系統との連絡弁であるが，当該弁は通常閉，機能要求時閉である。火災影響を受け機能喪失した場合でも通常時と機能要求時で状態が変わらないこと，万一誤作動した場合であっても電源区分の異なる弁（A,C 系）や手動弁で（FPC 系）二重化されていることから火災によって系統機能に影響を及ぼすものではない。
他系統との連絡弁であるが，当該弁は通常閉，機能要求時閉である。火災影響を受け機能喪失した場合でも通常時と機能要求時で状態が変わらないこと，万一誤作動した場合であっても電源区分の異なる弁で二重化されていることから火災によって系統機能に影響を及ぼすものではない。
他系統との連絡弁であるが，当該弁は通常閉，機能要求時閉である。火災影響を受け機能喪失した場合でも通常時と機能要求時で状態が変わらないこと，万一誤作動した場合であっても電源区分の異なる弁（A,C 系）や手動弁で（FPC 系）二重化されているため，火災によって系統機能に影響を及ぼすものではない。
格納容器スプレイ機能時に使用するもの
であり，火災によって機能要求されるもの
ではない。

設備番号

設備名称

機種

RHR 格納容器冷却流量調節弁(C)電動弁

否

RHR 格納容器冷却ライン隔離弁(B)

電動弁

否

RHR 格納容器冷却ライン隔離弁(C)電動弁

RHR SPH 第一止め弁(A)電動弁

否

RHR SPH 第一止め弁(B)

電動弁

否

RHR SPH 第一止め弁(C)電動弁

否

RHR SPH 第二止め弁（Ａ）

電動弁

否

RHR SPH 第二止め弁（Ｂ）

電動弁

否

RHR SPH 第二止め弁（Ｃ）

電動弁

否

RHR 系統暖機弁（Ａ）

電動弁

否

－

機能

対策

炉心冷却／崩壊熱除去

2-添付 5-25－

否

備考
格納容器スプレイ機能時に使用するもの
であり，火災によって機能要求されるものではない。
格納容器スプレイ機能時に使用するもの
であり，火災によって機能要求されるものではない。
格納容器スプレイ機能時に使用するもの
であり，火災によって機能要求されるものではない。
他系統との連絡弁であるが，当該弁は通常閉，機能要求時閉である。火災影響を受け機能喪失した場合でも通常時と機能要求時で状態が変わらないこと，万一誤作動した場合であっても電源区分の異なる弁で二重化されているため，火災によって系統機能に影響を及ぼすものではない。
他系統との連絡弁であるが，当該弁は通常閉，機能要求時閉である。火災影響を受け機能喪失した場合でも通常時と機能要求時で状態が変わらないこと，万一誤作動した場合であっても電源区分の異なる弁で二重化されているため，火災によって系統機能に影響を及ぼすものではない。
他系統との連絡弁であるが，当該弁は通常閉，機能要求時閉である。火災影響を受け機能喪失した場合でも通常時と機能要求時で状態が変わらないこと，万一誤作動した場合であっても電源区分の異なる弁で二重化されているため，火災によって系統機能に影響を及ぼすものではない。
他系統との連絡弁であるが，当該弁は通常閉，機能要求時閉である。火災影響を受け機能喪失した場合でも通常時と機能要求時で状態が変わらないこと，万一誤作動した場合であっても電源区分の異なる弁で二重化されているため，火災によって系統機能に影響を及ぼすものではない。
他系統との連絡弁であるが，当該弁は通常閉，機能要求時閉である。火災影響を受け機能喪失した場合でも通常時と機能要求時で状態が変わらないこと，万一誤作動した場合であっても電源区分の異なる弁で二重化されているため，火災によって系統機能に影響を及ぼすものではない。
他系統との連絡弁であるが，当該弁は通常閉，機能要求時閉である。火災影響を受け機能喪失した場合でも通常時と機能要求時で状態が変わらないこと，万一誤作動した場合であっても電源区分の異なる弁で二重化されているため，火災によって系統機能に影響を及ぼすものではない。
他系統との連絡弁であるが，当該弁は通常閉，機能要求時閉である。火災影響を受け機能喪失した場合でも通常時と機能要求時で状態が変わらないこと，万一誤作動した場合であっても電源区分の異なる弁で二重化されているため，火災によって系統機能に影響を及ぼすものではな
い。

設備番号

設備名称

機種

RHR 系統暖機弁（Ｂ）

機能

対策

電動弁

否
炉心冷却／崩壊熱除去

RHR 系統暖機弁（Ｃ）

電動弁

否

RHR 試験可能逆止弁バイパス弁（Ａ）

空気作動弁

否

RHR LPFL 試験可能逆止弁（Ａ）

空気作動弁

否

RHR LPFL 試験可能逆止弁（Ｂ）

空気作動弁

否

RHR LPFL 試験可能逆止弁（Ｃ）

空気作動弁

否

RHR プロセスサンプル第一隔離弁（Ａ）

電動弁

否

RHR プロセスサンプル第一隔離弁（B）

電動弁

否

RHR プロセスサンプル第一隔離弁（C）

電動弁

否

RHR PASS 第一炉水サンプリング弁

電動弁

否

RHR プロセスサンプル第二隔離弁（Ａ）

電動弁

否

－

2-添付 5-26－

備考
他系統との連絡弁であるが，当該弁は通常閉，機能要求時閉である。火災影響を受け機能喪失した場合でも通常時と機能要求時で状態が変わらないこと，万一誤作動した場合であっても電源区分の異なる弁で二重化されているため，火災によって系統機能に影響を及ぼすものではない。
他系統との連絡弁であるが，当該弁は通常閉，機能要求時閉である。火災影響を受け機能喪失した場合でも通常時と機能要求時で状態が変わらないこと，万一誤作動した場合であっても電源区分の異なる弁で二重化されているため，火災によって系統機能に影響を及ぼすものではない。
当該弁は通常閉，機能要求時閉である。
火災影響を受け機能喪失した場合でも通常時と機能要求時で状態が変わらないこと，万一誤作動した場合であっても閉鎖された系であり，火災によって系統機能に影響を及ぼすものではない。
試験用の駆動部で有り，火災により系統機能に影響を与えるものではない。
試験用の駆動部で有り，火災により系統機能に影響を与えるものではない。
試験用の駆動部で有り，火災により系統機能に影響を与えるものではない。
他系統との連絡弁であるが，当該弁は通常閉，機能要求時閉である。火災影響を受け機能喪失した場合でも通常時と機能要求時で状態が変わらないこと，万一誤作動した場合であっても電源区分の異なる弁で二重化されていること，かつ閉鎖された系であるため，火災によって系統機能に影響を及ぼすものではない。
他系統との連絡弁であるが，当該弁は通常閉，機能要求時閉である。火災影響を受け機能喪失した場合でも通常時と機能要求時で状態が変わらないこと，万一誤作動した場合であっても電源区分の異なる弁で二重化されていること，かつ閉鎖された系であるため，火災によって系統機能に影響を及ぼすものではない。
他系統との連絡弁であるが，当該弁は通常閉，機能要求時閉である。火災影響を受け機能喪失した場合でも通常時と機能要求時で状態が変わらないこと，万一誤作動した場合であっても電源区分の異なる弁で二重化されていること，かつ閉鎖された系であるため，火災によって系統機能に影響を及ぼすものではない。
他系統との連絡弁であるが，当該弁は通常閉，機能要求時閉である。火災影響を受け機能喪失した場合でも通常時と機能要求時で状態が変わらないこと，万一誤作動した場合であっても電源区分の異なる弁で二重化されていること，かつ閉鎖された系であるため，火災によって系統機能に影響を及ぼすものではない。
他系統との連絡弁であるが，当該弁は通常閉，機能要求時閉である。火災影響を受け機能喪失した場合でも通常時と機能要求時で状態が変わらないこと，万一誤作動した場合であっても電源区分の異なる弁で二重化されていること，かつ閉鎖された系であるため，火災によって系統機能に影響を及ぼすものではない。

設備番号

設備名称

機種

RHR プロセスサンプル第二隔離弁（B）

機能

対策

電動弁

否
炉心冷却／崩壊
熱除去

備考
他系統との連絡弁であるが，当該弁は通常閉，機能要求時閉である。火災影響を受け機能喪失した場合でも通常時と機能要求時で状態が変わらないこと，万一誤作動した場合であっても電源区分の異なる弁で二重化されていること，かつ閉鎖された系であるため，火災によって系統機能に影響を及ぼすものではない。
他系統との連絡弁であるが，当該弁は通常閉，機能要求時閉である。火災影響を受け機能喪失した場合でも通常時と機能要求時で状態が変わらないこと，万一誤作動した場合であっても電源区分の異なる弁で二重化されていること，かつ閉鎖された系であるため，火災によって系統機能に影響を及ぼすものではない。
他系統との連絡弁であるが，当該弁は通常閉，機能要求時閉である。火災影響を受け機能喪失した場合でも通常時と機能要求時で状態が変わらないこと，万一誤作動した場合であっても電源区分の異なる弁で二重化されていること，かつ閉鎖された系であるため，火災によって系統機能に影響を及ぼすものではない。

RHR プロセスサンプル第二隔離弁（C）

電動弁

否

RHR PASS 第二炉水サンプリング弁

電動弁

否

RHR S/P スプレイ注入隔離弁(B)

電動弁

否

格納容器スプレイ機能時に使用するもの
であり，火災によって機能要求されるものではない。

RHR S/P スプレイ注入隔離弁(C)

電動弁

否

格納容器スプレイ機能時に使用するもの
であり，火災によって機能要求されるものではない。

HPCF ポンプ(B)

ポンプ

HPCF ポンプ(C)ポンプ

要

HPCF CSP 側吸込弁(B)

電動弁

要

HPCF CSP 側吸込弁(C)電動弁

要

HPCF 注入隔離弁(B)

電動弁

要

HPCF 注入隔離弁(C)電動弁

要

HPCF S/P 側吸込隔離弁(B)

電動弁

要

HPCF S/P 側吸込隔離弁(C)電動弁

要

HPCF 最小流量バイパス弁(B)

電動弁

要

HPCF 最小流量バイパス弁(C)電動弁

要

HPCF 試験可能逆止弁（Ｂ）

空気作動弁

否

HPCF 試験可能逆止弁（Ｃ）

空気作動弁

否

HPCF 第一試験用調節弁（Ｂ）

電動弁

否

HPCF 第一試験用調節弁（Ｃ）

電動弁

否

HPCF 第二試験用調節弁（Ｂ）

電動弁

否

HPCF 第二試験用調節弁（Ｃ）

電動弁

否

SPCU CSP 側吸込弁

炉心冷却

電動弁

－

2-添付 5-27

要否－

試験用の駆動部で有り，火災により系統機能に影響を与えるものではない。
試験用の駆動部で有り，火災により系統機能に影響を与えるものではない。
試験用の弁であり，火災により系統機能に影響を与えるものではない。
試験用の弁であり，火災により系統機能に影響を与えるものではない。
試験用の弁であり，火災により系統機能に影響を与えるものではない。
試験用の弁であり，火災により系統機能に影響を与えるものではない。
他系統との連絡弁であるが，通常開であり系統機能要求時に動作を要求されるものではないこと，誤動作した場合であっても系統機能への影響はない。

設備番号

設備名称

機種

機能

復水貯蔵槽

容器

RCIC ポンプ

ポンプ

要RCIC ポンプ駆動用蒸気タービン

タービン

要

RCIC CSP 側吸込弁

電動弁

要RCIC 注入弁

電動弁

要RCIC S/P 側吸込隔離弁

電動弁

要RCIC 最小流量バイパス弁

電動弁

要

RCIC 蒸気ライン内側隔離弁

電動弁

要RCIC 蒸気ライン外側隔離弁

電動弁

要RCIC タービン止め弁

電動弁

要RCIC タービントリップ弁

電動弁

要

RCIC 蒸気加減弁

油圧作動弁

要

RCIC 真空ポンプ

ポンプ

要

RCIC 冷却水ライン止め弁

電動弁

要RCIC 復水ポンプ

ポンプ

要RCIC 復水ポンプ出口ドレン第一隔離弁

空気作動弁

要

RCIC 復水ポンプ出口ドレン第二隔離弁

空気作動弁

要

RCIC 真空タンク

容器

否

RCIC 試験可能逆止弁

空気作動弁

否

RCIC 第一試験用調節弁

電動弁

否

RCIC 第二試験用調節弁

電動弁

否

RCIC 冷却水ライン圧力制御弁

圧力制御弁

否

RCIC 過酷事故時蒸気止め弁

電動弁

要

RCIC タービン排気ライン隔離弁

電動弁

要

炉心冷却

対策

備考

否

不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない。

RCIC 第一蒸気ドレン止め弁

空気作動弁

否

RCIC 第二蒸気ドレン止め弁

空気作動弁

否

RCIC 真空ポンプ吐出ライン隔離弁

電動弁

要

－

2-添付 5-28－

不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない。
試験用の駆動部で有り，火災により系統機能に影響を与えるものではない。
試験用の弁であり，火災により系統機能に影響を与えるものではない。
試験用の弁であり，火災により系統機能に影響を与えるものではない。
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない。

当該弁は通常開，機能要求時閉である。
火災影響により機能喪失した場合，フェイ
ル・クローズ設計であり機能要求は満足する。万一の不動作を想定した場合であってもドレンポットからの水抜きラインであり小口径のため主配管の流量に影響を与えないことから，系統機能へ影響はない。
当該弁は通常開，機能要求時閉である。
火災影響により機能喪失した場合，フェイ
ル・クローズ設計であり機能要求は満足する。万一の不動作を想定した場合であってもドレンポットからの水抜きラインであり小口径のため主配管の流量に影響を与えないことから，系統機能へ影響はない。

設備番号

設備名称

機種

RCIC 蒸気ライン暖機弁

電動弁

RCIC HPAC タービン止め弁

電動弁

RCW ポンプ(A)ポンプ

RCW ポンプ(B)ポンプ

RCW ポンプ(C)ポンプ

要

RCW ポンプ(D)ポンプ

要RCW ポンプ(E)ポンプ

要

RCW ポンプ(F)ポンプ

要

RCW 熱交換器(A)冷却水出口弁

電動弁

要RCW 熱交換器(B)冷却水出口弁

電動弁

要RCW 熱交換器(C)冷却水出口弁

電動弁

要RCW 熱交換器(D)冷却水出口弁

電動弁

要RCW 熱交換器(E)冷却水出口弁

電動弁

要RCW 熱交換器(F)冷却水出口弁

電動弁

要

RCW RHR 熱交換器(A)冷却水出口弁

電動弁

要

RCW RHR 熱交換器(B)冷却水出口弁

電動弁

要

RCW RHR 熱交換器(C)冷却水出口弁

電動弁

要RCW 非常用 D/G(A)冷却水出口弁(A)電動弁

要RCW 非常用 D/G(B)冷却水出口弁(B)電動弁

要RCW 非常用 D/G(C)冷却水出口弁(C)電動弁

要RCW 非常用 D/G(A)冷却水出口弁(D)電動弁

要RCW 非常用 D/G(B)冷却水出口弁(E)電動弁

要RCW 非常用 D/G(C)冷却水出口弁(F)電動弁

要RCW HECW 冷凍機(A)冷却水温度調節弁

電動弁

要

RCW HECW 冷凍機(B)冷却水温度調節弁

電動弁

要

RCW HECW 冷凍機(C)冷却水温度調節弁

電動弁

要

RCW HECW 冷凍機(D)冷却水温度調節弁

電動弁

要

RCW サージタンク（Ａ）

容器

否

RCW サージタンク（B）

容器

否

RCW サージタンク（C）

容器

否

RCW 熱交換器（Ａ）

熱交換器

否

RCW 熱交換器（B）

熱交換器

否

－

機能

炉心冷却

対策

備考

否

通常時と機能要求時で状態が変わらない
こと，万一誤動作した場合でも閉鎖された系であることから火災によって系統機能に影響を及ぼすものではない。

要
サポート系（原子炉補機冷却系）

2-添付 5-29－

要
要

不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない。
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない。
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない。
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない。
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない。

設備番号

設備名称

機種

機能

対策

RCW 熱交換器（C）

熱交換器

RCW 熱交換器（Ｄ）

熱交換器

RCW 熱交換器（E）

熱交換器

否

RCW 熱交換器（F）

熱交換器

否

RCW 冷却水供給温度調節弁(A)

温度調節弁

要

RCW 冷却水供給温度調節弁(B)

温度調節弁

要

RCW 冷却水供給温度調節弁(C)

温度調節弁

要

サポート系（原子炉補機冷却系）否
否

RCW 常用冷却水緊急遮断弁(A)

空気作動弁

否

RCW 常用冷却水緊急遮断弁(B)

空気作動弁

否

RCW 常用冷却水緊急遮断弁(C)

空気作動弁

否

RCW 常用冷却水緊急遮断弁(D)

空気作動弁

否

RCW 常用冷却水緊急遮断弁(E)

空気作動弁

否

RCW 常用冷却水緊急遮断弁(F)

空気作動弁

否

RCW 常用冷却水供給側分離弁(A)電動弁

否

RCW 常用冷却水供給側分離弁(B)

電動弁

否

RCW 常用冷却水供給側分離弁(C)電動弁

否

RCW 常用冷却水戻り側分離弁(A)

電動弁

否

－

2-添付 5-30－

備考
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない。
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない。
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない。
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない。

当該弁は通常開，機能要求時閉である。
火災影響により機能喪失した場合フェイ
ル・クローズ設計のため機能要求は満足する。また、万一の不動作を想定した場合であっても閉鎖された系であることから，系統機能に影響を及ぼすものではない。
当該弁は通常開，機能要求時閉である。
火災影響により機能喪失した場合フェイ
ル・クローズ設計のため機能要求は満足する。また、万一の不動作を想定した場合であっても閉鎖された系であることから，系統機能に影響を及ぼすものではない。
当該弁は通常開，機能要求時閉である。
火災影響により機能喪失した場合フェイ
ル・クローズ設計のため機能要求は満足する。また、万一の不動作を想定した場合であっても閉鎖された系であることから，系統機能に影響を及ぼすものではない。
当該弁は通常開，機能要求時閉である。
火災影響により機能喪失した場合フェイ
ル・クローズ設計のため機能要求は満足する。また、万一の不動作を想定した場合であっても閉鎖された系であることから，系統機能に影響を及ぼすものではない。
当該弁は通常開，機能要求時閉である。
火災影響により機能喪失した場合フェイ
ル・クローズ設計のため機能要求は満足する。また、万一の不動作を想定した場合であっても閉鎖された系であることから，系統機能に影響を及ぼすものではない。
当該弁は通常開，機能要求時閉である。
火災影響により機能喪失した場合フェイ
ル・クローズ設計のため機能要求は満足する。また、万一の不動作を想定した場合であっても閉鎖された系であることから，系統機能に影響を及ぼすものではない。
通常開であり系統機能要求時に動作を要求されるものではないこと，万一誤動作した場合であっても系統機能への影響はない。
通常開であり系統機能要求時に動作を要求されるものではないこと，万一誤動作した場合であっても系統機能への影響はない。
通常開であり系統機能要求時に動作を要求されるものではないこと，万一誤動作した場合であっても系統機能への影響はない。
通常開であり系統機能要求時に動作を要求されるものではないこと，万一誤動作した場合であっても系統機能への影響はな
い。

設備番号

設備名称

機種

機能

対策

RCW 常用冷却水戻り側分離弁(B)電動弁

サポート系（原子炉補機冷却系）否

RCW 常用冷却水戻り側分離弁(C)電動弁

否

RCW 防食剤注入タンク(A)

容器

否

安全停止に必要な機能を有していない。

RCW 防食剤注入タンク(B)

容器

否

安全停止に必要な機能を有していない。

HECW ポンプ(A)

ポンプ

HECW ポンプ(B)

ポンプ

HECW ポンプ(C)ポンプ

要

HECW ポンプ(D)ポンプ

要

HECW 冷凍機(A)

冷凍機

要HECW 冷凍機(B)

冷凍機

要HECW 冷凍機(C)

冷凍機

要HECW 冷凍機(D)

冷凍機

要HECW 防食剤注入タンク

容器

否

HECW MCR 給気処理装置(A)温度調節弁

温度調節弁

要

HECW MCR 給気処理装置(B)温度調節弁

温度調節弁

要

HECW C/B 計測制御電源盤区域(A)給気処理装置温度調節弁

温度調節弁

要

HECW DG(A)/Z 給気処理装置温度調節弁

温度調節弁

要

HECW DG(B)/Z 給気処理装置温度調節弁

温度調節弁

要

HECW C/B 計測制御電源盤区域(B)給気処理装置温度調節弁

温度調節弁

要

HECW ヘッダ間差圧調節弁(A)

圧力制御弁

要

HECW ヘッダ間差圧調節弁(B)

圧力制御弁

要

RSW ポンプ(A)ポンプ

RSW ポンプ(B)ポンプ

RSW ポンプ(C)ポンプ

要

RSW ポンプ(D)ポンプ

要RSW ポンプ(E)ポンプ

要

RSW ポンプ(F)ポンプ

要

RSW 海水ストレーナ(A)入口弁

電動弁

要

RSW 海水ストレーナ(B)入口弁

電動弁

要

RSW 海水ストレーナ(C)入口弁

電動弁

要

RSW 海水ストレーナ(D)入口弁

電動弁

要

－

サポート系（換気
空調補機非常用冷却系）

サポート系（原子炉補機冷却海水系）

2-添付 5-31－

備考
通常開であり系統機能要求時に動作を要求されるものではないこと，万一誤動作した場合であっても系統機能への影響はない。
通常開であり系統機能要求時に動作を要求されるものではないこと，万一誤動作した場合であっても系統機能への影響はな
い。

要
要

要
要

安全停止に必要な機能を有していない。

設備番号

設備名称

機種

RSW 海水ストレーナ(E)入口弁

電動弁

RSW 海水ストレーナ(F)入口弁

電動弁

RSW 海水ストレーナ(A)ブロー弁

電動弁

要

RSW 海水ストレーナ(B)ブロー弁

電動弁

要

RSW 海水ストレーナ(C)ブロー弁

電動弁

要

RSW 海水ストレーナ(D)ブロー弁

電動弁

要

RSW 海水ストレーナ(E)ブロー弁

電動弁

要

RSW 海水ストレーナ(F)ブロー弁

電動弁

要RSW ストレーナ(A)

ストレーナ

否

RSW ストレーナ(B)

ストレーナ

否

RSW ストレーナ(C)

ストレーナ

否

RSW ストレーナ(D)

ストレーナ

否

RSW ストレーナ(E)

ストレーナ

否

RSW ストレーナ(F)

ストレーナ

否

RSW ポンプ(A)(D)出口連絡弁

電動弁

否

RSW ポンプ(B)(E)出口連絡弁

電動弁

否

RSW ポンプ(C)(F)出口連絡弁

電動弁

否

6.9kV メタクラ 7C DIV-Ⅰ

電源盤・制御盤

6.9kV メタクラ 7D DIV-Ⅱ

電源盤・制御盤

6.9kV メタクラ 7E DIV-Ⅲ

電源盤・制御盤

要

6.9kV メタクラ 7C 電圧変換器

電源盤・制御盤

要

6.9kV メタクラ 7D 電圧変換器

電源盤・制御盤

要

6.9kV メタクラ 7E 電圧変換器

電源盤・制御盤要480V パワーセンタ 7C-1 DIV-Ⅰ

電源盤・制御盤要480V パワーセンタ 7D-1 DIV-Ⅱ

電源盤・制御盤要480V パワーセンタ 7E-1 DIV-Ⅲ

電源盤・制御盤要480V パワーセンタ 7C-2 DIV-Ⅰ

電源盤・制御盤要480V パワーセンタ 7D-2 DIV-Ⅱ

電源盤・制御盤要480V パワーセンタ 7E-2 DIV-Ⅲ

電源盤・制御盤要480V パワーセンタ 7C-1 電圧変換器

電源盤・制御盤

要

－

機能

対策

サポート系（原子炉補機冷却海水系）

サポート系（非常用交流電源系）

2-添付 5-32

－

備考

要
要

要
要

不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない。
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない。
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない。
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない。
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない。
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない。
通常時と機能要求時で状態が変わらない
こと，火災により万一誤作動した場合であっても閉鎖された系であることから系統機能に影響を及ぼすものではない。
通常時と機能要求時で状態が変わらない
こと，火災により万一誤作動した場合であっても閉鎖された系であることから系統機能に影響を及ぼすものではない。
通常時と機能要求時で状態が変わらない
こと，火災により万一誤作動した場合であっても閉鎖された系であることから系統機能に影響を及ぼすものではない。

設備番号

設備名称

機種

機能

対策

480V パワーセンタ 7C-2 電圧変換器

電源盤・制御盤

サポート系（非常用交流電源系）

要480V パワーセンタ 7D-1 電圧変換器

電源盤・制御盤要480V パワーセンタ 7D-2 電圧変換器

電源盤・制御盤要480V パワーセンタ 7E-1 電圧変換器

電源盤・制御盤要480V パワーセンタ 7E-2 電圧変換器

電源盤・制御盤要480V 原子炉建屋 MCC 7C-1-1 DIV-Ⅰ

電源盤・制御盤要480V 原子炉建屋 MCC 7D-1-1 DIV-Ⅱ

電源盤・制御盤要480V 原子炉建屋 MCC 7E-1-1A DIV-Ⅲ

電源盤・制御盤要480V 原子炉建屋 MCC 7E-1-1B DIV-Ⅲ

電源盤・制御盤要480V 原子炉建屋 MCC 7C-1-2 DIV-Ⅰ

電源盤・制御盤要480V 原子炉建屋 MCC 7D-1-2 DIV-Ⅱ

電源盤・制御盤要480V 原子炉建屋 MCC 7E-1-2 DIV-Ⅲ

電源盤・制御盤要480V 原子炉建屋 MCC 7C-1-3 DIV-Ⅰ

電源盤・制御盤要480V 原子炉建屋 MCC 7D-1-3 DIV-Ⅱ

電源盤・制御盤要480V コントロール建屋 MCC 7E-1-3 DIV-Ⅲ

電源盤・制御盤要480V 原子炉建屋 MCC 7C-1-4 DIV-Ⅰ

電源盤・制御盤要480V 原子炉建屋 MCC 7D-1-4 DIV-Ⅱ

電源盤・制御盤要480V コントロール建屋 MCC 7C-1-6 DIV-Ⅰ

電源盤・制御盤要480V コントロール建屋 MCC 7D-1-6 DIV-Ⅱ

電源盤・制御盤要480V コントロール建屋 MCC 7C-1-7 DIV-Ⅰ

電源盤・制御盤要480V コントロール建屋 MCC 7D-1-7 DIV-Ⅱ

電源盤・制御盤要480V 海水熱交換器エリア MCC 7C-2-1

電源盤・制御盤要480V 海水熱交換器エリア MCC 7D-2-1

電源盤・制御盤要480V 海水熱交換器エリア MCC 7E-2-1

電源盤・制御盤要

バイタル交流電源装置 7A

電源装置

要

バイタル交流電源装置 7B

電源装置

要

バイタル交流電源装置 7C

電源装置

要

バイタル交流電源装置 7D

電源装置

要

交流 120V バイタル分電盤 7A-1

電源盤・制御盤要

交流 120V バイタル分電盤 7B-1

電源盤・制御盤要

交流 120V バイタル分電盤 7C-1

電源盤・制御盤要

交流 120V バイタル分電盤 7D-1

電源盤・制御盤要

電源盤・制御盤要

電源盤・制御盤要

交 流 120V 中 央 制 御 室 計 測 用 分 電 盤
7A-1 DIV-Ⅰ
交 流 120V 中 央 制 御 室 計 測 用 分 電 盤
7B-1 DIV-Ⅱ－

2-添付 5-33

－

備考

設備番号

設備名称

機種

交 流 120V 中 央 制 御 室 計 測 用 分 電 盤
7C-1 DIV-Ⅲ
交流 120V 中央制御室計測用主母線盤
7A DIV-Ⅰ
交流 120V 中央制御室計測用主母線盤
7B DIV-Ⅱ
交流 120V 中央制御室計測用主母線盤
7C DIV-Ⅲ

電源盤・制御盤
電源盤・制御盤機能

対策

サポート系（非常用交流電源系）

要
要

電源盤・制御盤要

電源盤・制御盤要

直流 125V 蓄電池 7A DIV-Ⅰ

蓄電池

直流 125V 蓄電池 7B DIV-Ⅱ

蓄電池

直流 125V 蓄電池 7C DIV-Ⅲ

蓄電池

要

直流 125V 蓄電池 7D DIV-Ⅳ

蓄電池

要

直流 125V 充電器盤 7A DIV-Ⅰ

電源盤・制御盤要

直流 125V 充電器盤 7B DIV-Ⅱ

電源盤・制御盤要

直流 125V 充電器盤 7C DIV-Ⅲ

電源盤・制御盤要

直流 125V 充電器盤 7D DIV-Ⅳ

電源盤・制御盤要

直流 125V 主母線盤 7A DIV-Ⅰ

電源盤・制御盤要

直流 125V 主母線盤 7B DIV-Ⅱ

電源盤・制御盤要

直流 125V 主母線盤 7C DIV-Ⅲ

電源盤・制御盤要

直流 125V 主母線盤 7D DIV-Ⅳ

電源盤・制御盤要

直流 125V パワーセンタ 7A DIV-Ⅰ

電源盤・制御盤要

直流 125V パワーセンタ 7B DIV-Ⅱ

電源盤・制御盤要

直流 125V パワーセンタ 7C DIV-Ⅲ

電源盤・制御盤要

直流 125V パワーセンタ 7D DIV-Ⅳ

電源盤・制御盤要

直流 125V 分電盤 7A-1-1 DIV-Ⅰ

電源盤・制御盤要

直流 125V 分電盤 7A-1-2A DIV-Ⅰ

電源盤・制御盤要

直流 125V 分電盤 7A-1-2B DIV-Ⅰ

電源盤・制御盤要

直流 125V 分電盤 7B-1-1 DIV-Ⅱ

電源盤・制御盤要

直流 125V 分電盤 7B-1-2A DIV-Ⅱ

電源盤・制御盤要

直流 125V 分電盤 7B-1-2B DIV-Ⅱ

電源盤・制御盤要

直流 125V 分電盤 7C-1-1 DIV-Ⅲ

電源盤・制御盤要

直流 125V 分電盤 7C-1-2A DIV-Ⅲ

電源盤・制御盤要

直流 125V 分電盤 7C-1-2B DIV-Ⅲ

電源盤・制御盤要

直流 125V 分電盤 7D-1 DIV-Ⅳ

電源盤・制御盤要

直流 125V 原子炉建屋 MCC 7A DIV-Ⅰ

電源盤・制御盤要

直流 125V 蓄電池 7A DIV-Ⅰ

蓄電池

要

直流 125V 充電器盤 7A-2 DIV-Ⅰ

電源盤・制御盤要125V 同時投入防止用切替盤

電源盤・制御盤

要－

サポート系（直流電源系）

2-添付 5-34

－

要
要

備考

設備番号

設備名称

機種

ディーゼル機関(A)ディーゼル発電機

ディーゼル機関(B)ディーゼル発電機

ディーゼル機関(C)ディーゼル発電機

要

潤滑油冷却器(A)

熱交換器

要

潤滑油冷却器(B)

熱交換器

要

潤滑油冷却器(C)

熱交換器

要

潤滑油補給タンク(A)容器

要

潤滑油補給タンク(B)容器

要

潤滑油補給タンク(C)容器

要

燃料デイタンク(A)容器

要

燃料デイタンク(B)容器

要

燃料デイタンク(C)容器

要

D/G(A) 始動電磁弁 1

電磁弁要D/G(B) 始動電磁弁 1

電磁弁要D/G(C) 始動電磁弁 1

電磁弁要D/G(A) 始動電磁弁 2

電磁弁要D/G(B) 始動電磁弁 2

電磁弁要D/G(C) 始動電磁弁 2

電磁弁要

潤滑油補給ポンプ(A)ポンプ

要

潤滑油補給ポンプ(B)ポンプ

要

潤滑油補給ポンプ(C)ポンプ

要発電機軸受潤滑油冷却器

熱交換器

要

発電機軸受潤滑油冷却器

熱交換器

要

発電機軸受潤滑油冷却器

熱交換器

要

清水加熱器ポンプ(A)ポンプ

要清水加熱器ポンプ(B)ポンプ

要

清水加熱器ポンプ(C)ポンプ

要

機関付潤滑油フィルタ(A)

フィルタ

要

機関付潤滑油フィルタ(B)

フィルタ

要

機関付潤滑油フィルタ(C)

フィルタ

要

機関付潤滑油ポンプ(A)ポンプ

要機関付潤滑油ポンプ(B)ポンプ

要

機関付潤滑油ポンプ(C)

ポンプ

要

－

機能

対策

サポート系（非常用ディーゼル発電機）

2-添付 5-35

－

要
要

備考

設備番号

設備名称

機種

機関付清水ポンプ(A)

ポンプ

機関付清水ポンプ(B)

ポンプ

機関付清水ポンプ(C)ポンプ

要

空気冷却器（Ａ）

熱交換器

否

清水膨張タンク（Ａ）

容器

否

清水冷却器（Ａ）

熱交換器

否

D/G（Ａ）空気だめ（自動）容器

否

D/G（Ａ）空気だめ（手動）容器

否

安全停止に必要な機能を有していない。

清水加熱器（Ａ）

熱交換器

否

不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない。

潤滑油プライミングポンプ（Ａ）

ポンプ

否

安全停止に必要な機能を有しないため

潤滑油加熱器（Ａ）

熱交換器

否

安全停止に必要な機能を有しないため

D/G（Ａ）空気圧縮機(A)

圧縮機

否

安全停止に必要な機能を有しないため

D/G（Ａ）空気圧縮機(B)

圧縮機

否

安全停止に必要な機能を有しないため

排気サイレンサ（Ａ）

サイレンサ

否

D/G（Ａ）清水温度調節弁（Ａ）

温度調節弁

否

潤滑油温度調節弁（Ａ）

温度調節弁

否

D/G（Ａ）1 次停止電磁弁

電磁弁

要D/G（Ａ）2 次停止電磁弁

電磁弁

要空気冷却器（B）

熱交換器

否

清水膨張タンク（B）

容器

否

清水冷却器（B）

熱交換器

否

D/G（B）空気だめ（自動）容器

否

D/G（B）空気だめ（手動）容器

否

安全停止に必要な機能を有していない。

清水加熱器（B）

熱交換器

否

不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない。

潤滑油プライミングポンプ（B）

ポンプ

否

安全停止に必要な機能を有しないため

潤滑油加熱器（B）

熱交換器

否

安全停止に必要な機能を有しないため

D/G（B）空気圧縮機(A)

圧縮機

否

安全停止に必要な機能を有しないため

D/G（B）空気圧縮機(B)

圧縮機

否

安全停止に必要な機能を有しないため

排気サイレンサ（B）

サイレンサ

否

D/G（B）清水温度調節弁（B）

温度調節弁

否

潤滑油温度調節弁（B）

温度調節弁

否

D/G（B）1 次停止電磁弁

電磁弁

要D/G（B）2 次停止電磁弁

電磁弁

要

－

機能

対策

サポート系（非常用ディーゼル発電機）

2-添付 5-36

－

備考

要
要

不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない。
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない。
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない。
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない。

不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない。
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない。
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない。

不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない。
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない。
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない。
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない。

不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない。
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない。
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない。

設備番号

設備名称

機種

空気冷却器（C）

熱交換器

清水膨張タンク（C）

容器

清水冷却器（C）

熱交換器

否

D/G（C）空気だめ（自動）容器

否

D/G（C）空気だめ（手動）容器

否

安全停止に必要な機能を有していない。

清水加熱器（C）

加熱器

否

不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない。

潤滑油プライミングポンプ（C）

ポンプ

否

安全停止に必要な機能を有しないため

潤滑油加熱器（C）

熱交換器

否

安全停止に必要な機能を有しないため

D/G（C）空気圧縮機(A)

圧縮機

否

安全停止に必要な機能を有しないため

D/G（C）空気圧縮機(B)

圧縮機

否

安全停止に必要な機能を有しないため

排気サイレンサ（C）

サイレンサ

否

D/G（C）清水温度調節弁（C）

温度調節弁

否

潤滑油温度調節弁（C）

温度調節弁

否

D/G（C） 1 次停止電磁弁電磁弁

要D/G（C） 2 次停止電磁弁

電磁弁

要軽油タンク(A)容器

否

軽油タンク(B)

容器

否

Hx/A(A)非常用送風機

ファン

Hx/A(B)非常用送風機

ファン

Hx/A(C)非常用送風機

ファン

要

DG(A)非常用送風機(A)ファン

要

DG(A)非常用送風機(B)ファン

要

DG(B)非常用送風機(A)ファン

要

DG(B)非常用送風機(B)ファン

要

DG(C)非常用送風機(A)ファン要

DG(C)非常用送風機(B)ファン

要

DG(A)/Z 送風機(A)ファン

要

DG(A)/Z 送風機(B)ファン

要

DG(B)/Z 送風機(A)ファン

要

DG(B)/Z 送風機(B)ファン

要

DG(C)/Z 送風機(A)ファン要

DG(C)/Z 送風機(B)

ファン

要

－

機能

対策

サポート系（非常用ディーゼル発電機）

サポート系（非常用換気空調系）

2-添付 5-37

－

否
否

要
要

備考
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない。
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない。
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない。
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない。

不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない。
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない。
不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない。

建屋外に設置されており，外部火災影響評価によると火災によっても D/G に影響を及ぼさない。
建屋外に設置されており，外部火災影響評価によると火災によっても D/G に影響を及ぼさない。

設備番号

設備名称

機種

DG(A)/Z 排風機(A)ファン

DG(A)/Z 排風機(B)ファン

DG(B)/Z 排風機(A)ファン

要

DG(B)/Z 排風機(B)ファン

要

DG(C)/Z 排風機(A)ファン要

DG(C)/Z 排風機(B)ファン

要

DG(C)/Z 排気切換ダンパ(A)ダンパ

要

DG(C)/Z 排気切換ダンパ(B)ダンパ

要C/B 計測制御電源盤区域(A)送風機(A)ファン

要C/B 計測制御電源盤区域(B)送風機(A)ファン

要C/B 計測制御電源盤区域(C)送風機(A)ファン

要C/B 計測制御電源盤区域(A)送風機(B)ファン

要C/B 計測制御電源盤区域(B)送風機(B)ファン

要C/B 計測制御電源盤区域(C)送風機(B)ファン

要C/B 計測制御電源盤区域(A)排風機(A)ファン

要C/B 計測制御電源盤区域(B)排風機(A)ファン

要C/B 計測制御電源盤区域(C)排風機(A)ファン

要C/B 計測制御電源盤区域(A)排風機(B)ファン

要C/B 計測制御電源盤区域(B)排風機(B)ファン

要C/B 計測制御電源盤区域(C)排風機(B)

ファン

要

ダンパ

要

ダンパ

要

RHR ポンプ(A)室空調機

ファン

要

RHR ポンプ(B)室空調機

ファン

要

RHR ポンプ(C)室空調機

ファン

要

HPCF ポンプ(B)室空調機

ファン

要

HPCF ポンプ(C)室空調機

ファン

要

C/B 計測制御電源盤区域（Ａ）給気処理装
置

空調装置

否

D/G（Ａ）非常用給気処理装置

空調装置

否

D/G（Ａ）／Ｚ給気処理装置

空調装置

否

Hx/A（Ａ）非常用給気エアフィルタ

空調装置

否

C/B 計測制御電源盤区域（B）給気処理装
置

空調装置

否

C/B 計測制御電源盤区域(C)排気切換ダンパ(A)C/B 計測制御電源盤区域(C)排気切換ダ
ンパ(B)

機能

対策

サポート系（非常用換気空調系）

空調装置

D/G（B）非常用給気処理装置－

2-添付 5-38

要
要

否

－

備考

筐体が不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない。
筐体が不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない。
筐体が不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない。
筐体が不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない。
筐体が不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない。
筐体が不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない。

設備番号

設備名称

機種

D/G（B）／Ｚ給気処理装置

空調装置

Hx/A（B）非常用給気エアフィルタ

空調装置

C/B 計測制御電源盤区域（Ｃ）給気処理装
置

空調装置

否

D/G（Ｃ）／Ｚ給気処理装置

空調装置

否

D/G（Ｃ）非常用給気処理装置

空調装置

否

Hx/A（C）非常用給気エアフィルタ

空調装置

否

MCR 再循環フィルタ装置

フィルタ

MCR 送風機(A)ファン

MCR 送風機(B)ファン要MCR 排風機(A)ファン

要MCR 排風機(B)ファン

要MCR 再循環送風機(A)ファン要MCR 再循環送風機(B)ファン要MCR 通常時外気取入れ隔離ダンパ(A)ダンパ

要MCR 通常時外気取入れ隔離ダンパ(B)ダンパ

要MCR 非常時外気取入れ隔離ダンパ(A)ダンパ

要MCR 非常時外気取入れ隔離ダンパ(B)ダンパ

要MCR 再循環フィルタ装置入口ダンパ(A)ダンパ

要MCR 再循環フィルタ装置入口ダンパ(B)ダンパ

要MCR 排気隔離ダンパ(A)ダンパ

要MCR 排気隔離ダンパ(B)ダンパ

要MCR 給気処理装置（Ａ）

空調装置

否

MCR 給気処理装置（Ｂ）

空調装置

否

中央制御室外原子炉停止制御盤

電源・制御盤

中央制御室外原子炉停止制御盤

電源・制御盤RCIC 真空タンク水位電送器用増幅器収納
箱 DIV-Ⅰ

電源・制御盤要

RCIC タービン制御盤 DIV-Ⅰ

電源・制御盤要

SRNM 前置増幅器盤 DIV-Ⅰ

電源・制御盤要

SRNM 前置増幅器盤 DIV-Ⅱ

電源・制御盤要

SRNM 前置増幅器盤 DIV-Ⅲ

電源・制御盤要

SRNM 前置増幅器盤 DIV-Ⅳ

電源・制御盤

要

非常用ディーゼル発電機 7A 監視操作盤
DIV-Ⅰ

電源・制御盤

要

非常用ディーゼル発電機 7B 監視操作盤
DIV-Ⅱ

電源・制御盤

要

－

機能

対策

サポート系（非常用換気空調系）

サポート系（中央制御室非常用換気空調系）

サポート系（制御系）

2-添付 5-39

－

否
否

備考
筐体が不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない。
筐体が不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない。
筐体が不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない。
筐体が不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない。
筐体が不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない。
筐体が不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない。

要
要

要
要

筐体が不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない。
筐体が不燃材で構成されているため，火災によって影響を受けない。

設備番号

設備名称

機種

非常用ディーゼル発電機 7C 監視操作盤
DIV-Ⅲ
非常用ディーゼル発電機 7A 自動電圧整流器盤 DIV-Ⅰ
非常用ディーゼル発電機 7Ｂ自動電圧整流器盤 DIV-Ⅱ
非常用ディーゼル発電機 7Ｃ自動電圧整流器盤 DIV-Ⅲ
非常用ディーゼル発電機 7A 整流器盤
DIV-Ⅰ
非常用ディーゼル発電機 7B 整流器盤
DIV-Ⅱ
非常用ディーゼル発電機 7C 整流器盤
DIV-Ⅲ
非常用ディーゼル発電機 7A リアクトル盤
DIV-Ⅰ
非常用ディーゼル発電機 7B リアクトル盤
DIV-Ⅱ
非常用ディーゼル発電機 7C リアクトル盤
DIV-Ⅲ
非常用ディーゼル発電機 7A 整流器用変圧器盤 DIV-Ⅰ
非常用ディーゼル発電機 7B 整流器用変圧器盤 DIV-Ⅱ
非常用ディーゼル発電機 7C 整流器用変圧器盤 DIV-Ⅲ
非常用ディーゼル発電機 7A 可飽和変流器盤 DIV-Ⅰ
非常用ディーゼル発電機 7B 可飽和変流器盤 DIV-Ⅱ
非常用ディーゼル発電機 7C 可飽和変流器盤 DIV-Ⅲ
非常用ディーゼル発電機 7A 中性点接地
装置盤 DIV-Ⅰ
非常用ディーゼル発電機 7B 中性点接地
装置盤 DIV-Ⅱ
非常用ディーゼル発電機 7C 中性点接地
装置盤 DIV-Ⅲ
非常用ディーゼル発電機 7A 補助継電器
盤 DIV-Ⅰ
非常用ディーゼル発電機 7B 補助継電器
盤 DIV-Ⅱ
非常用ディーゼル発電機 7C 補助継電器
盤 DIV-Ⅲ

電源・制御盤
電源・制御盤

機能対策

サポート系（制御系）

要
要

電源・制御盤

要

電源・制御盤

要

電源・制御盤

要

電源・制御盤

要

電源・制御盤

要

電源・制御盤

要

電源・制御盤

要

電源・制御盤

要

電源・制御盤

要

電源・制御盤

要

電源・制御盤

要

電源・制御盤

要

電源・制御盤

要

電源・制御盤

要

電源・制御盤

要

電源・制御盤

要

電源・制御盤

要

電源・制御盤

要

電源・制御盤

要

電源・制御盤

要

格納容器内雰囲気モニタ電源盤 A

電源・制御盤

要

格納容器内雰囲気モニタ電源盤 B

電源・制御盤要

A 系 HECW 冷凍機(A)制御盤 DIV-Ⅰ

電源・制御盤要

B 系 HECW 冷凍機(B)制御盤 DIV-Ⅱ

電源・制御盤要

A 系 HECW 冷凍機(C)制御盤 DIV-Ⅰ

電源・制御盤要

B 系 HECW 冷凍機(D)制御盤 DIV-Ⅱ

電源・制御盤要

RSW(A)ストレーナ制御盤 DIV-Ⅰ

電源・制御盤要

RSW(B)ストレーナ制御盤 DIV-Ⅱ

電源・制御盤要

RSW(C)ストレーナ制御盤 DIV-Ⅲ

電源・制御盤

要

安全系多重伝送現場盤 DIV-Ⅰ

電源・制御盤

要

安全系多重伝送現場盤 DIV-Ⅰ

電源・制御盤

要－

2-添付 5-40

－

備考

設備番号

設備名称

機種

安全系多重伝送現場盤 DIV-Ⅰ

電源・制御盤

安全系多重伝送現場盤 DIV-Ⅰ

電源・制御盤

安全系多重伝送現場盤 DIV-Ⅰ

電源・制御盤

要

安全系多重伝送現場盤 DIV-Ⅰ

電源・制御盤

要

安全系多重伝送現場盤 DIV-Ⅰ

電源・制御盤

要

安全系多重伝送現場盤 DIV-Ⅰ

電源・制御盤

要

安全系多重伝送現場盤 DIV-Ⅰ

電源・制御盤

要

安全系多重伝送現場盤 DIV-Ⅱ

電源・制御盤

要

安全系多重伝送現場盤 DIV-Ⅱ

電源・制御盤

要

安全系多重伝送現場盤 DIV-Ⅱ

電源・制御盤

要

安全系多重伝送現場盤 DIV-Ⅱ

電源・制御盤

要

安全系多重伝送現場盤 DIV-Ⅱ

電源・制御盤

要

安全系多重伝送現場盤 DIV-Ⅱ

電源・制御盤

要

安全系多重伝送現場盤 DIV-Ⅱ

電源・制御盤

要

安全系多重伝送現場盤 DIV-Ⅱ

電源・制御盤

要

安全系多重伝送現場盤 DIV-Ⅱ

電源・制御盤

要

安全系多重伝送現場盤 DIV-Ⅲ

電源・制御盤

要

安全系多重伝送現場盤 DIV-Ⅲ

電源・制御盤

要

安全系多重伝送現場盤 DIV-Ⅲ

電源・制御盤

要

安全系多重伝送現場盤 DIV-Ⅲ

電源・制御盤

要

安全系多重伝送現場盤 DIV-Ⅲ

電源・制御盤

要

安全系多重伝送現場盤 DIV-Ⅳ

電源・制御盤

要

電源・制御盤

要

電源・制御盤

要

電源・制御盤

要

非常用ディーゼル発電機 7A 速度検出器プ
リアンプ箱
非常用ディーゼル発電機 7B 速度検出器プ
リアンプ箱
非常用ディーゼル発電機 7C 速度検出器プ
リアンプ箱

機能

対策

サポート系（制御系）

要
要

起動領域モニタ(A)

中性子束計測設備

起動領域モニタ(B)

中性子束計測設備

要起動領域モニタ(C)

中性子束計測設備

要起動領域モニタ(D)

中性子束計測設備

要起動領域モニタ(E)

中性子束計測設備

要起動領域モニタ(F)

中性子束計測設備

要起動領域モニタ(G)

中性子束計測設備

要起動領域モニタ(H)

中性子束計測設備

要－プロセス監視2-添付 5-41

－

要

備考

設備番号

設備名称

機種

起動領域モニタ(J)

中性子束計測設備

起動領域モニタ(L)

中性子束計測設備

要

原子炉水位（広帯域）

水位計測設備要

原子炉水位（広帯域）

水位計測設備要

原子炉水位（広帯域）

水位計測設備要

原子炉水位（広帯域）

水位計測設備要

原子炉水位（燃料域）

水位計測設備要

原子炉水位（燃料域）

水位計測設備要

原子炉圧力

圧力計測設備要

原子炉圧力

圧力計測設備要

原子炉圧力

圧力計測設備要

原子炉圧力

圧力計測設備要

サプレッションプール水温度

温度計測設備要

サプレッションプール水温度

温度計測設備要

サプレッションプール水温度

温度計測設備要

サプレッションプール水温度

温度計測設備要

サプレッションプール水温度

温度計測設備要

サプレッションプール水温度

温度計測設備要

RHR（Ａ）系統流量

流量計測設備要

RHR（Ｂ）系統流量

流量計測設備要RHR（Ｃ）系統流量

流量計測設備要

RCIC 系統流量

流量計測設備要

HPCF（Ｂ）系統流量

流量計測設備要

HPCF（Ｃ）系統流量

流量計測設備要

サプレッションプール水位（A）

水位計測設備要

サプレッションプール水位（B）

水位計測設備要

サプレッションプール水位（C）

水位計測設備要復水貯蔵槽水位

水位計測設備要

RCW サージタンク（Ａ）水位

水位計測設備要

RCW サージタンク（Ｂ）水位

水位計測設備要

RCW サージタンク（Ｃ）水位

水位計測設備要

6.9kV M/C 7C 電圧

電圧計測設備要

6.9kV M/C 7D 電圧

電圧計測設備要

6.9kV M/C 7E 電圧

電圧計測設備

要

－

機能

対策

プロセス監視2-添付 5-42

－

要

備考

設備番号

設備名称

機種

直流 125V 主母線盤 7A 電圧

電圧計測設備

直流 125V 主母線盤 7B 電圧

電圧計測設備要

直流 125V 主母線盤 7C 電圧

電圧計測設備要

直流 125V 主母線盤 7D 電圧

電圧計測設備要格納容器圧力圧力計測設備要格納容器圧力圧力計測設備要

RCW ポンプ(A)吐出圧力

圧力計測設備要

RCW ポンプ(B)吐出圧力

圧力計測設備要

RCW ポンプ(C)吐出圧力

圧力計測設備要

RSW ポンプ(A)吐出圧力

圧力計測設備要

RSW ポンプ(B)吐出圧力

圧力計測設備要

RSW ポンプ(C)吐出圧力

圧力計測設備要

RSW ポンプ(D)吐出圧力

圧力計測設備要

RSW ポンプ(E)吐出圧力

圧力計測設備要

RSW ポンプ(F)吐出圧力

圧力計測設備要放射線計測設備

要

放射線計測設備

要

放射線計測設備

要

放射線計測設備

要

格納容器水素濃度（Ａ）

水素計測設備要格納容器水素濃度（Ｂ）

水素計測設備

要格納容器内雰囲気放射線モニタ（A）（D/W）
格納容器内雰囲気放射線モニタ（B）（D/W）
格納容器内雰囲気放射線モニタ（A）（S/C）
格納容器内雰囲気放射線モニタ（B）
（S/C）

－

機能

対策

プロセス監視2-添付 5-43

－

要

備考

添付資料６

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における火災防護と溢水防護における防護対象の比較について添付資料６

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における火災防護と溢水防護における防護対象の比較について
1．はじめに
実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（以下，「設置許可基準規則」という。）第八条（火災防護）及び第九条（溢水防護）では，それぞれの事象に対して，「原子炉の高温停止及び低温停止を達成し，維持する機能」及び「放射性物質の貯蔵，閉じ込め機能」を損なわないことを要求している。
ここでは，火災防護及び溢水防護のそれぞれにおける防護対象について整理した。

2．要求事項と選定の考え方
火災防護及び溢水防護に対する要求事項と防護対象設備の選定の考え方を表１に整理した。
表１：要求事項と設備選定の考え方
要求事項

防護対象設備の選定の考え方

火災【審査基準】

火災を想定した場合に，原子炉の原子炉の高温停止及び低温停止を達成し，維持す

高温停止及び低温停止を達成し，るための安全機能を有する構築物，系統及び機器 維持するために必要な機能並びに並びに放射性物質の貯蔵及び閉じ込め機能を有放射性物質の貯蔵及び閉じ込め機する構築物，系統及び機器が設置される火災区域 能を特定し，その機能を達成する
及び火災区画に火災防護対策を実施すること。

ために必要な設備を選定。

【設置許可基準の解釈】

ガイドに示される「重要度の特に想定される溢水に対し，原子炉を高温停止でき， 高い安全機能を有するもの」とし
引き続き低温停止，及び放射性物質の閉じ込め機て，設置許可基準規則第十二条の溢水能を維持できること，また，停止状態にある場合 解釈に示される機能を有する設備
は，引き続きその状態を維持できること。
【ガイド】
溢水から防護すべき対象設備は，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- 2-添付 6-1 -を選定。

3．火災防護及び溢水防護における対象設備の比較
溢水防護では，「設置許可基準規則第十二条の解釈に示される機能」を有する対象系統を構成する設備を選定し防護を実施する。（表２）
これに対して，火災防護において「設置許可基準規則第十二条の解釈に示される機能」を有する対象系統を設置する火災区域又は火災区画に対して「火災の発生防止」「火災の早期感知」「火災の早期消火」を実施しているかどうかを表２に整理した。
この結果，火災発生時に機能要求のない系統又は火災の影響を受けない系統
を除く系統に対しては，「火災の発生防止」「火災の早期感知」「火災の早期消火」を実施することを確認した。

表２ ：火災防護及び溢水防護対象として選定した系統
その機能を有する系統の多重性又は多様性

対象系統を要求する安全機器

内部

溢水

火災

原子炉の緊急停止機能

制御棒及び制御棒駆動系－○

未臨界維持機能

制御棒－－

ほう酸水注入系

－

○

－

－

原 子 炉 冷 却 材 圧 力 バ ウ ン ダ リ の 加 圧 防 止 機 逃がし安全弁
能原子炉停止後における除熱のための崩壊熱除去機能

残留熱除去系○○

原子炉が隔離された場合の注水機能

原子炉隔離時冷却系

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

高圧炉心注水系
原 子 炉 が 隔 離 さ れ た 場 合 の 圧 力 逃 が し 機 逃がし安全弁
能

自動減圧系

事故時の原子炉の状態に応じた炉心冷却のための原子炉内高圧時における注水機能

原子炉隔離時冷却系
高圧炉心注水系

原子炉内低圧時における注水機能

高圧炉心注水系
残留熱除去系

原子炉内高圧時における減圧系を作動させ 自動減圧系
る機能- 2-添付 6-2 -その機能を有する系統の多重性又は多様性

対象系統を要求する安全機器

内部

溢水

火災

格 納 容 器 内 又 は 放 射 性 物 質 が 格 納 容 器 内 か 非常用ガス処理系○○

ら漏れ出た場所の雰囲気中の放射性物質の濃度低減機能格納容器の冷却機能

格納容器スプレイ冷却系－○

格納容器内の可燃性ガス制御機能

可燃性ガス濃度制御系

－

○

○

○

○

○

非 常 用 交 流 電 源 か ら 非 常 用 の 負 荷 に 対 し 電 非常用電源系
力を供給する機能
非 常 用 直 流 電 源 か ら 非 常 用 の 負 荷 に 対 し 電 直流電源系
力を供給する機能
非常用の交流電源機能

非常用ディーゼル発電機○○

非常用の直流電源機能

直流電源系

○

○

非常用の計測制御用直流電源機能

計測制御電源系○○

補機冷却機能原子炉補機冷却水系○○

冷却用海水供給機能

原子炉補機冷却海水系○○

原子炉制御室非常用換気空調機能

中央制御室換気空調系○○

圧縮空気供給機能

駆動用窒素源

－

○

○

○

－

○

○

○

○

○

原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する配 原子炉圧力容器バウンダリ
管の隔離機能隔離弁

原子炉格納容器バウンダリを構成する配管 原子炉格納容器バウンダリ
の隔離機能

隔離弁

原子炉停止系に対する作動信号（常用系とし 安全保護系て作動させるものを除く）の発生機能
工 学 的 安 全 施 設 に 分 類 さ れ る 機 器 若 し く は 安全保護系
系統に対する作動信号の発生機能
事故時の原子炉の停止状態の把握機能

計測制御装置

○○事故時の炉心冷却状態の把握機能

計測制御装置

○○事故時の放射能閉じ込め状態の把握機能

放射線監視装置

○

○

○

○

事 故 時 の プ ラ ン ト 操 作 の た め の 情 報 の 把 握 計測制御装置
機能- 2-添付 6-3 -資料３
柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における火災区域，区画の設定について
1．概 要
柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉における火災防護対策を講じるために，安全機能を有する構築物，系統及び機器のうち，原子炉の高温停止及び低温停止に必要な機能を有する構築物，系統及び機器（以下，「原子炉の安全停止に必
要な機器等」という。）が設置される区域に対して，火災区域及び火災区画（以下，「火災区域（区画）」という。）の設定を行う。

2．要求事項
火災区域（区画）の要求事項については，「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」（以下，「火災防護に係る審査基準」という。）及び「原子力発電所の内部火災影響評価ガイド」（以下，「火災影響評価ガイド」という。）から以下のとおり整理した。
火災防護に係る審査基準及び火災影響評価ガイドの抜粋を添付資料１に示す。
2.1．火災区域
耐火壁によって囲まれ，他の区域と分離されている建屋内の区域（部屋）であり，下記により設定する。
① 建屋毎に，耐火壁（床，壁，天井，扉等耐火構造物の一部であって，必要な耐火能力を有するもの）により囲われた区域を火災区域として設定する。
② 系統分離されて配置されている場合には，それを考慮して火災区域を設定する。
③ 火災の影響軽減を考慮する場合には，３時間以上の耐火能力を有する耐火壁によって他の火災区域から分離するように設定する。

- 3-1 -

2.2．火災区画「火災区域」を細分化したものであって，耐火壁，離隔距離，固定式消火設
備等により分離された火災防護上の区画であり，下記により設定する。
① 火災区画は全周囲を耐火壁で囲まれている必要は必ずしもなく，隔壁や扉の配置状況を目安に火災防護の観点から設定する。
② 火災区画の範囲は，原子炉の安全停止に必要な機器等の系統分離等に応じて設定する。

3．火災区域（区画）の設定要領
原子炉の安全停止に必要な機器等（具体的には，機器，配管，弁、ダクト，
ケーブル，トレイ，電線管，盤等）が設置される火災区域（区画）の設定にあたっては，原子炉の安全停止に必要な機器等の設置箇所，建屋の間取り，機器やケーブル等の配置，耐火壁の能力，系統分離基準等を総合的に勘案し設定しており，具体的な設定要領を以下に示す。
(1)

火災区域の設定
資料２「柏崎刈羽原子力発電所 ６号及び７号炉における原子炉の安全停止に必要な機器の選定について」で選定された機器等が設置されている建屋内の区域について，以下のように火災区域を設定する。
なお，下記の②・③に記載する系統分離に関する詳細については，別途
資料７に示す。
① 原子炉の安全停止に必要な機器等が設置されている建屋について，火災区域として設定する。
② 原子炉の安全停止に必要な機器等について，単一火災（任意の一つの火災区域で発生する火災）の発生によって，多重化された原子炉の安全停止機能がすべて喪失することのないよう，安全系区分Ⅰに属する機器等と安全系区分系Ⅱに属する機器等を，３時間以上の耐火能力を有する耐火壁により分離するよう，火災区域を設定する。なお，この場合，安全系区分Ⅰに属する機器等を設置する火災区域を「区分Ⅰ火災区域」という。

- 3-2 -

③ 上記②以外で，単一火災の発生によって，原子炉の安全停止機能がすべて喪失することのないよう，系統分離された配置を考慮し，以下の区域については３時間以上の耐火能力を有する耐火壁により囲まれた区域を分割して設定する。なお，この場合に設置する火災区域を「単独火災区域」という。
・ 中央制御室，及び中央制御室非常用換気空調設備を設置する区域（制御室外原子炉停止装置との分離のため）・ 制御室外原子炉停止装置室（中央制御室との分離のため）・ 各区分の直流電源設備（蓄電池含む）・計測制御電源設備・安全系
多重伝送現場盤・原子炉水位／圧力計測装置を設置する区域（安全系の 2 out of 4 論理回路の機能を維持するため）
・ 非常用ガス処理系を設置する区域（放射性物質貯蔵等の観点から機能維持するため）(2)

火災区画の設定(1)で設定した火災区域について，間取り，機器の配置等の確認を行い，系統分離等の観点から総合的に勘案し，更に細分化し火災区画として設定
する。

(3)

火災区域（区画）の再設定
火災区域（区画）への機器等の新設等，必要な場合は火災区域（区画）の再設定を行う。

4．火災区域（区画）の設定及び安全停止に必要な機器の配置「3. 火災区域（区画）の設定要領」にしたがって設定した火災区域（区画），
原子炉の安全停止に必要な機器等の配置を添付資料２に示す。

- 3-3 -

5．ファンネルを介した他区域（区画）への煙等の影響について
ファンネルに関しては，煙等の影響がファンネルから排水管を介して他の火災区域（区画）へ及ばないことを確認したが，火災区域は，火災の影響を他の火災区域（区画）に及ぼさない程度の密閉性が求められることから，煙等流入防止・制限設備を設置し，他の火災区域（区画）からの煙等の流入防止・制限を行う。（添付資料３）- 3-4 -

添付資料１「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」
及び「原子力発電所の内部火災影響評価ガイド」（抜粋）

添付資料１「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」（抜粋）
1. まえがき
1.2

用語の定義

本基準において、次の各号に掲げる用語の定義は、それぞれ当該各号に定めるところによる。
(11)「火災区域」 耐火壁によって囲まれ、他の区域と分離されている建屋内の区域をいう。
(12)「火災区画」 火災区域を細分化したものであって、耐火壁、離隔距離、固定式消火設備等により分離された火災防護上の区画をいう。
2.3

火災の影響軽減

2.3.1

安全機能を有する構築物、系統及び機器の重要度に応じ、それらを設置する火災
区域又は火災区画内の火災及び隣接する火災区域又は火災区画における火災による影響に対し、以下の各号に掲げる火災の影響軽減のための対策を講じた設計であること。

(1) 原子炉の高温停止及び低温停止に係わる安全機能を有する構築物、系統及び機器を設置する火災区域については、3 時間以上の耐火能力を有する耐火壁によって他の火災区域から分離すること。
(2) 原子炉の高温停止及び低温停止に係る安全機能を有する構築物、系統及び機器は、その相互の系統分離及びこれらに関連する非安全系のケーブルとの系統分離を行うために、火災区画内又は隣接火災区画間の延焼を防止する設計であること。
具体的には、火災防護対象機器及び火災防護対象ケーブルが次に掲げるいずれかの要件を満たしていること。

- 3-添付 1-1 -「原子力発電所の内部火災影響評価ガイド」（抜粋）５．

火災影響評価の手順「火災区域／火災区画の設定」では、火災影響評価の対象となる建屋を、火災区域に分割し、さらに必要に応じて火災区画に細分化する。火災区域は、耐火壁によって囲まれ、他の区域と分離されている建屋内の区域（部屋）である。火災区画は全周囲を耐火壁で囲まれている必要は必ずしもなく、隔壁や扉の配置状況を目安に設定する。

６．１．１ 火災区域の設定
火災による影響評価を効率的に実施するため、建屋内を火災区域に分割する。火災区域
は、耐火壁によって囲まれ、他の区域と分離されている建屋内の区域であり、下記により設定する。
① 建屋ごとに、耐火壁（耐火性能を持つコンクリート壁、貫通部シール、防火扉、防火ダンパなど）により囲われた区域を火災区域として設定する。ただし、屋外に設置される設備に対しては、附属設備を含めて火災区域とみなす。
② 系統分離されて配置されている場合には、それを考慮して火災区域を設定する。

６．１．２ 火災区画の設定
火災区域を分割し、火災区画を設定する。火災区画の範囲は、原子炉の安全停止に係る系統分離等に応じて設定する。図 6.4 に概念を示す。

- 3-添付 1-2 -添付資料２

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における原子炉の安全停止に必要な機器の配置を明示した図面

- 3-添付 2-1 -- 3-添付 2-2 -- 3-添付 2-3 -- 3-添付 2-4 -- 3-添付 2-5 -- 3-添付 2-6 -- 3-添付 2-7 -- 3-添付 2-8 -- 3-添付 2-9 -- 3-添付 2-10 -- 3-添付 2-11 -- 3-添付 2-12 -- 3-添付 2-13 -- 3-添付 2-14 -- 3-添付 2-15 -- 3-添付 2-16 -- 3-添付 2-17 -- 3-添付 2-18 -- 3-添付 2-19 -- 3-添付 2-20 -- 3-添付 2-21 -- 3-添付 2-22 -- 3-添付 2-23 -- 3-添付 2-24 -- 3-添付 2-25 -- 3-添付 2-26 -- 3-添付 2-27 -- 3-添付 2-28 -- 3-添付 2-29 -- 3-添付 2-30 -- 3-添付 2-31 -- 3-添付 2-32 -- 3-添付 2-33 -- 3-添付 2-34 -- 3-添付 2-35 -- 3-添付 2-36 -- 3-添付 2-37 -- 3-添付 2-38 -- 3-添付 2-39 -- 3-添付 2-40 -- 3-添付 2-41 -- 3-添付 2-42 -- 3-添付 2-43 -- 3-添付 2-44 -- 3-添付 2-45 -- 3-添付 2-46 -- 3-添付 2-47 -添付資料３

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉におけるファンネルを介した火災発生区域からの煙等の流入防止対策について

添付資料３

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉におけるファンネルを介した火災発生区域からの煙等の流入防止対策について
1．はじめに
柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉において，火災区域の位置付けを考慮
し，以下のとおり排水用のファンネルに対して煙流入を防止する措置を行う。

2．建屋内排水系統について
柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉の原子炉建屋等における各火災区域には，管理区域外への放射性液体廃棄物の流出防止等を目的として，ファンネル，配管及びサンプタンク等から構成される「建屋内排水系統」を設置している。
（図１参照）
ファンネルの設置例

図１：建屋内排水系統概要- 3-添付 3-1 -3．煙等の流入防止対策について
火災区域は，その位置づけを考慮すると，火災が発生した他の火災区域から影響を受けないことが必要である。そこで，ファンネルに対して図２に示す設
備を設置することで，煙等の流入防止措置を実施する。
なお，当該設備は，内部溢水評価における排水量を満足するものを設置する。

図２：煙流入防止対策治具（例）- 3-添付 3-2 -資料４
柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における安全機能を有する機器に使用するケーブルの難燃性について
1．概 要
柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉における安全機能を有する構築物，系
統及び機器（以下，「安全機能を有する機器等」という。）に使用するケーブルが難燃ケーブルであることを以下に示す。

2．要求事項
柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉の安全機能を有する機器等のケーブル
は，「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」（以下，「火災防護に係る審査基準」という。）の「2.1 火災発生防止」に基づき，難燃
ケーブルを使用することが要求されている。
火災防護に係る審査基準の抜粋を以下に示す。

「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」（抜粋）
2.1

火災発生防止2.1.2 安全機能を有する構築物，系統及び機器は，以下の各号に掲げるとおり，不燃性材
料又は難燃性材料を使用した設計であること。ただし、当該構築物，系統及び機器の材料が，不燃性材料又は難燃性材料と同等以上の性能を有するもの（以下「代替材料」という。）である場合，もしくは，当該構築物，系統及び機器の機能を確保するために必要な代替材料の使用が技術上困難な場合であって，当該構築物，系統及び機器における火災に起因して他の安全機能を有する構築物，系統及び機器において火災が発生することを防止するための措置が講じられている場合は，
この限りではない。
(3) ケーブルは難燃ケーブルを使用すること。

- 4-1 -

（参考）「当該構築物，系統及び機器の機能を確保するために必要な代替材料の使用が技術上困難な場合であって，当該構築物，系統及び機器における火災に起因して他の安全機能を有する構築物，系統及び機器において火災が発生することを防止するための措置が講じられている場合」とは，ポンプ，弁等の駆動部の潤滑油，機器躯体内部に設置される
電気配線，不燃材料の表面に塗布されるコーティング剤等，当該材料が発火した場合においても，他の構築物，系統又は機器において火災を生じさせるおそれが小さい場合をいう。
(3)

難燃ケーブルについて使用するケーブルについて，「火災により着火し難く，著しい燃焼をせず，また，加熱源を除去した場合はその燃焼部が広がらない性質」を有していることが，延焼性及び自己消火性の実証試験により示されていること。
（実証試験の例）
・自己消火性の実証試験･･･UL 垂直燃焼試験
・延焼性の実証試験･･･IEEE383 または IEEE1202- 4-2 -

3．使用ケーブルの難燃性について
柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉における安全機能を有する機器等に使用しているケーブルが，「火災により着火し難く，著しい燃焼をせず，また，加熱源を除去した場合にはその燃焼部が広がらない性質」を有していることを，実証試験（自己消火性及び延焼性）にて確認した結果を以下に示す。

3.1．自己消火性を確認する実証試験
柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉における「安全機能を有する機器等」に使用しているケーブルの自己消火性について，UL 垂直燃焼試験（表 4-1）によって確認した。実証試験の結果を表 4-2 に示す。
なお，安全機能を有する機器等に使用しているケーブルについては，表 4-2に示した絶縁体とシースを組み合わせたものの他に，絶縁体にノンハロゲン難燃エチレンプロピレンゴムを，シースにノンハロゲン難燃架橋ポリエチレンを使用した低圧ケーブル（No.7）も使用している。このケーブルは既に製造中止
であるため，改めて UL 垂直燃焼試験を実施することはできないが，当該低圧ケーブルは UL 垂直燃焼試験と同等の試験内容である ICEA 垂直燃焼試験で自己消
火性を確認している。（表 4-1，4-3）
さらに，当該低圧ケーブルのシース材料は UL 垂直燃焼試験に合格した同軸ケーブル（表 4-2 の No.14）のシースと同じである。
これらのことから，UL 垂直燃焼試験と同等の自己消火性を有していると判断できる。（添付資料３）- 4-3 -

表 4-1：ケーブルの UL 垂直燃焼試験と ICEA 垂直燃焼試験の概要
試験名

UL 垂直燃焼試験

ICEA 垂直燃焼試験

・ 試料を垂直に保持し，20 度の角・ 試料を垂直に保持し，20 度の角度でバーナの炎をあてる。

度でバーナの炎をあてる。

・ 15 秒着火，15 秒休止を５回繰り

・ 15 秒着火，15 秒休止を５回繰り返し，試料の燃焼の程度を調べ

返し，試料の燃焼の程度を調べ

る。

る。

試験装置
概要

試験内容

燃焼源

・ チリルバーナ

・ チリルバーナ

バーナ

・ 2.13MJ/h

・ 2.13MJ/h

・ 工業用メタンガス

・ 工業用メタンガス

・ 残炎による燃焼が 60 秒を超えな・ 残炎による燃焼が 60 秒を超えな

熱量
使用燃料

い。
判定基準

い。

・ 表示旗が 25%以上焼損しない。
・ 落下物に よって 下に設 置した綿が燃焼しない。

- 4-4 -

・ 表示旗が 25%以上焼損しない。

表 4-2：UL 垂直燃焼試験結果

区分

No.

1
高圧
ケーブル

2
3
4
5

低圧
ケーブル

絶縁体

架橋
ポリエチレン架橋
ポリエチレン
EP ゴム
難燃架橋
ポリエチレン
難燃架橋
ポリエチレン

6

難燃 EP ゴム8

シリコンゴム

シース

難燃ビニル
難燃特殊
耐熱ビニル
難燃クロロ
プレンゴム
難燃特殊
耐熱ビニル
難燃架橋
ポリエチレン
難燃クロロ
プレンゴム
ガラス編組

難燃特殊
耐熱ビニル
難燃クロロ
10
ETFE ※1
プレンゴム
耐放射線性架橋
難燃架橋
11
ポリエチレン
ポリエチレン
耐放射線性架橋
難燃特殊
12
ポリエチレン
耐熱ビニル
耐放射線性架橋
難燃架橋
13
発泡ポリエチレン
ポリエチレン
同軸ケーブル
耐放射線性架橋 ノンハロゲン難燃
14
発泡ポリエチレン 架橋ポリエチレン
架橋
難燃架橋
15
ポリエチレン
ポリエチレン
架橋
難燃特殊
16
ポリエチレン
耐熱ビニル
難燃特殊
17
FRP ※2
耐熱ビニル
光ファイバ
ケーブル
難燃特殊
18
難燃 FRP ※2
耐熱ビニル
9ETFE ※1

UL 垂直燃焼試験
最大 表示
残炎 旗の 綿の合否
時間 損傷 損傷(秒) (%)
1

0

無

合格

2013.8.30

0

0

無

合格

2013.6.26

1

0

無

合格

2013.8.30

1

0

無

合格

2013.7.18

1

0

無

合格

2013.8.30

2

0

無

合格

2013.7.3

0

0

無

合格

2013.8.30

3

0

無

合格

2014.5.23

1

0

無

合格

2014.6.26

1

0

無

合格

2013.7.18

2

0

無

合格

2013.9.20

1

0

無

合格

2013.9.20

0

0

無

合格

2013.7.18

4

0

無

合格

2013.6.20

0

0

無

合格

2013.6.26

0

0

無

合格

2014.5.23

1

0

無

合格

2014.1.20※ 1：四フッ化エチレン・エチレン共重合樹脂※ 2：光ファイバケーブルには絶縁体がないため，中央支持材を記載- 4-5 -

試験日

表 4-3：ICEA 垂直燃焼試験結果

区分

No.

絶縁体

シース

低圧
ケーブル

7

ノンハロゲン
難燃 EP ゴム

ノンハロゲン難燃
架橋ポリエチレン

ICEA 垂直燃焼試験
最大残炎 表示旗の合否時間(秒) 損傷(%)
0

0

合格

試験日
1994.6.10

3.2．延焼性を確認する実証試験
柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉における安全機能を有する機器等に使用しているケーブルの延焼性は，一部の同軸ケーブル・光ファイバケーブル
を除き，IEEE383 std 1974 又はこれを基礎とした「電気学会技術報告（Ⅱ部）
第 139 号 原子力発電所電線・ケーブルの環境試験方法ならびに耐延焼性試験方法に関する推奨案」の垂直トレイ燃焼試験（表 4-4）によって確認した。実証試験の結果を表 4-5 に示す。
なお，光ファイバケーブルの延焼性を確認する実証試験については 3.3.項に示す。

- 4-6 -

表 4-4：IEEE 383 std 1974 垂直トレイ燃焼試験の概要

試験装置概要試験内容
燃焼源

・ バーナを点火し，20 分経過後バーナの燃焼を停止し，そのまま放置
してケーブルの燃焼が自然に停止したならば試験を終了する。
・ リボンバーナ

バーナ熱量

・ 70,000BTU/h (73.3MJ/h)

使用燃料

・ 天然ガスもしくはプロパンガス① バーナを消火後，自己消火した時のケーブルのシース及び絶縁体判定基準の最大損傷長が 1,800mm 未満であること。
② ３回の試験のいずれにおいても上記を満たすこと。

- 4-7 -

表 4-5：IEEE 383 std 1974 垂直トレイ燃焼試験の実証試験結果

区分

No.

1
高圧
ケーブル

難燃ビニル

6

難燃 EP ゴム7

ノンハロゲン
難燃 EP ゴム8

シリコンゴム

ガラス編組

4
5

EP ゴム
難燃架橋
ポリエチレン
難燃架橋
ポリエチレンETFE ※2

試験日

1,150

465

1999.9.23

650

265

1979.2.20

740

1,055

1982.7.6

1,120

0

1984.9.19

810

01982.5.24

850

01979.3.16570

01994.6.16

300

01982.4.22

0

1982.4.28

0

1982.5.12－

2013.9.20－

2013.9.20－

2013.9.20

120

2013.9.20

02014.7.902014.7.15

難燃特殊
330
耐熱ビニル
難燃クロロ
10
ETFE ※2440
プレンゴム
耐放射線性架橋
難燃架橋
111,800mm 以上
ポリエチレン
ポリエチレン
耐放射線性架橋
難燃特殊
121,800mm 以上
ポリエチレン
耐熱ビニル
耐放射線性架橋
難燃架橋
131,800mm 以上
発泡ポリエチレン
ポリエチレン
耐放射線性架橋 ノンハロゲン難燃
14
1,300
発泡ポリエチレン 架橋ポリエチレン
架橋
難燃架橋
15
1,070
ポリエチレン
ポリエチレン
架橋
難燃特殊
16
1,730
ポリエチレン
耐熱ビニル
9

同軸ケーブル ※1

架橋
ポリエチレン架橋
ポリエチレン

シース

難燃特殊
耐熱ビニル
難燃クロロ
プレンゴム
難燃特殊
耐熱ビニル
難燃架橋
ポリエチレン難燃クロロ
プレンゴム
ノンハロゲン難燃
架橋ポリエチレン

2
3

低圧
ケーブル

絶縁体

耐延焼性試験
シース
(参考)
損傷距離
残炎時間
(mm)
（秒）

※ 1：同軸ケーブルは，扱う信号（微弱パルス，または微弱電流）の特性上，ノイズ等の軽減を目的とした不燃性（金属）の電線管に布設している。これらのうち，IEEE 383
std 1974 垂直トレイ燃焼試験に合格していないケーブルについては，電線管両端を耐火性のコーキング材で埋めることで，延焼防止を図っている。

※ 2：四フッ化エチレン・エチレン共重合樹脂- 4-8 -

3.3．光ファイバケーブルの延焼性を確認する実証試験
柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉における安全機能を有する機器等に使用している光ファイバケーブルの延焼性は，IEEE1202 std 1991 の垂直トレ
イ燃焼試験（表 4-6）によって確認した。実証試験の結果を表 4-7 に示す。

表 4-6：IEEE1202 std 1991 垂直トレイ燃焼試験の概要

試験装置概要

試験内容

火源

寸法

2,438 × 2,438 × 3,353 mm

壁伝熱性能

6.8W/(m2K) 以下

換気量0.65 ± 0.02 m3/s

風速1 m/s 以下

燃料ガス調質25 ± 5 ℃

Air 露点 0 度以下

バーナ角度

20°

試料

プレコンディショニング

18℃以上

判定基準

シース損傷距離上向き
３時間

1,500mm 以下- 4-9 -

表 4-7：IEEE1202 std 1991 垂直トレイ燃焼試験の実証試験結果

区分

光ファイバ
ケーブル

No.

絶縁体

17

FRP ※118

難燃 FRP ※1

シース
難燃特殊
耐熱ビニル
難燃特殊
耐熱ビニル

耐延焼性試験
シース
(参考)
損傷距離
残炎時間
(mm)
（秒）
1,130

0

2011.1.18

1,130

0

2011.2.11※1：光ファイバケーブルには絶縁体がないため，中央支持材を記載- 4-10 -試験日

添付資料１

柏崎刈羽原子力発電所

6 号及び 7 号炉における一部の同軸ケーブルの延焼防止性について

添付資料１

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における一部の同軸ケーブルの延焼防止性について
1．はじめに安全機能を有する機器に使用している核計装用ケーブルや放射線モニタ用ケ
ーブルは，微弱電流・微弱パルスを扱うことから，耐ノイズ性を確保するために不燃性（金属）の電線管に布設するとともに，絶縁体に誘電率の低い架橋ポリエチレンを有する同軸ケーブルを使用している。このうちの一部のケーブルについては，自己消火性を確認する UL 垂直燃焼試験は満足するが，耐延焼性を確認する IEEE383 垂直トレイ燃焼試験の判定基準を満足しない。
このため，IEEE383 垂直トレイ燃焼試験を満足しない同軸ケーブルについて
は，他のケーブルからの火災による延焼や他のケーブルへの延焼が発生しない
よう，電線管の両端を耐火性のコーキング材（CP-25WB+）で埋めていることで，酸素不足による燃焼継続防止を図っている。
本資料では，コーキング材（CP-25WB+）の火災防護上の有効性について示す。
2．電線管布設による火災発生防止対策
2.1．酸素不足による燃焼継続の防止
安全機能を有する機器に使用している核計装用ケーブルや放射線モニタ用ケ
ーブルは，耐ノイズ性を確保するため，ケーブルを電線管内に布設している。
電線管内に布設することにより，IEEE383 垂直トレイ燃焼試験の判定基準を満足しないケーブルが電線管内で火災になったとしても，電線管の両端を耐火性
コーキング材で密閉することにより，外気から容易に酸素の供給できない閉塞
した状態となり，電線管内の酸素のみでは燃焼が維持できず，ケーブルの延焼は継続できない。
ここで，IEEE383 垂直トレイ燃焼試験の判定基準を満足していないケーブル
1m あたりを完全燃焼させるために必要な空気量は約 0.13m3 であり，この 0.13m3が存在する電線管長さが約 14m である（別紙１）ことを考慮すると，最大長さが約 50m である電線管は，約 3.4m だけ燃焼した後は酸素不足となり，延焼継続は起こらないと判断される。
また，プルボックス内の火災についても，プルボックスの材料が鋼製であり，さらに，耐火性のコーキング材（CP-25WB+）により電線管への延焼防止が図られていることから，ケーブルの延焼はプルボックス内から拡大しないと判断する。

- 4-添付 1-1 -図１：プルボックスの火災発生防止処理（例）2.2．コーキング材（CP-25WB+）について
コーキング材（CP-25WB+）は，火災区域を貫通する電線管のシール材として火災耐久試験を実施し，３時間耐火性能が確認されたものである。
コーキング材（CP-25WB+）は，常温では硬化しにくく，亀裂等を起こさず，
長時間にわたり適度な軟らかさを維持し，以下の特性を有するものである。
(1)

主成分
酢酸ビニル系樹脂，ほう酸亜鉛，ケイ酸ナトリウム 他

(2)

シール性
コーキング材（CP-25WB+）は，常温で硬化しにくく，長時間にわたり適度な軟らかさが確保される性質であり，また，火災の影響を受けると加熱
発泡により膨張すること（120℃より膨張開始し，185℃までに体積が 2～4倍），また，図２に示すとおり隙間なく施工することから，シール性を有している。
なお，電線管内において火災が発生した場合には，電線管内の温度が上昇するため，電線管内の圧力が電線管外より高くなり，電線管外から燃焼が継続できる酸素の流入はないと考えられる。

- 4-添付 1-2 -図２：コーキング材（CP-25WB+）の施工方法(3)

保全
コーキング材（CP-25WB+）の保全については，コーキング材の耐久性が製品メーカにおける熱加速試験に基づき，常温 40℃の環境下において約 28 年以上の耐久性を有することが確認されている（別紙２）こと，及びコーキング材（CP-25WB+）の特性を踏まえ，設備の点検計画を定めている保全計画に定める。

- 4-添付 1-3 -別紙 1

同軸ケーブル燃焼に必要な空気量について
1．同軸ケーブル燃焼評価について
同軸ケーブル燃焼評価の例としては，最も保守的な条件についてのみ掲載することとし，他の条件の計算結果については表１の同軸ケーブル燃焼評価結果に示す。
密閉された電線管内に布設された同軸ケーブルが燃焼する場合，最もケーブ
ルが長く燃焼する条件としては，燃焼に必要な空気量が最も多く存在し，かつ単位長さあたりの燃焼に必要な空気量が最も少ない組み合わせである。以下，
この組み合わせの燃焼評価を示す。
2．同軸ケーブルにおけるポリエチレン
同軸ケーブルの材料のうち燃焼するものはポリエチレンである。また，単位長さの燃焼に消費する空気量が最も少ないものは，燃焼するポリエチレンの量が最も少ない同軸ケーブルとなる。
資料４表 4-5 のケーブル No.11,12,13 の線種で最もポリエチレンの量が少ない
ケーブルは No.12 であり，その含有量は 1m 当たり 9.63g である。
絶縁体：（架橋）ポリエチレン 9.63g/m
シース：（架橋）ポリエチレン 0.00g/m
3．燃焼に必要な空気量
ポリエチレンの燃焼を示す以下の式より，エチレン 1mol の燃焼には 3n molの酸素が必要である。（分子量：エチレン；28n（n は重合数）），酸素；32）

CH 2 CH 2n 3nO 22nCO 2 2nH 2O

ポリエチレン1ｇ（1／28n mol）に必要な酸素（3n／28n mol）を含む空気の体積は，標準状態（0℃，1気圧）での１mol の体積を0.0224㎥ とすると，常温状態（40℃，1気圧）での体積は0.0257ｍ 3 となる。
(273 40)
22.4(273 0)0.0257 m 3

1molの体積0.0257ｍ 3／molから算出すると，以下より0.0028㎥ である。

- 4-添付 1-4 -

1
mol
28n

3n 0.0257

m3
mol

0.0028 m 3

空気中の酸素濃度を 21%とすると，ポリエチレン1ｇに必要な空気量は，以下より0.0133m 3となる。
0.0028 m 3100
210.0133 m 3

同軸ケーブル１m 当たりのポリエチレンの重量は，9.63ｇであることから，同軸ケーブル1mの燃焼に必要な空気の体積は，以下より約0.13m3となる。

0.0133

m3
g

9.6 g

0.1277 m 3

4．0.13m3 の空気量を保有する電線管長さ同軸ケーブルを布設している電線管で最も空気量を保有している電線管は，
厚綱電線管G104（内径106.4mm）である。
内径106.4mmの電線管において，0.13m3 の空気を保有する電線管長さは，以下より約14mとなる。
l

空気量 m 3
断面積 m 20.13 m 3
106.4 10 3
4

14.62 m2

m2

表１:同軸ケーブル燃焼評価結果- 4-添付 1-5 -別紙 2

コーキング材（CP-25WB+）の耐久性について
1．はじめにコーキング材（CP-25WB+）は，火炎に接すると炭化発泡してケーブルの焼細り空間を塞ぐ効果に加え発泡層の断熱効果，酸素遮断効果により耐火性能を発揮するものであるが，長期間高温にさらされると劣化する。
コーキング材（CP-25WB+）の劣化が進むと，発泡効果が低下し酸素遮断効果が低下するため，電線管の密閉性が低下し酸素不足による延焼防止効果が期待
出来なくなる。
このため，熱加速劣化させた供試体を複数製作し，コーキング材（CP-25WB+）の発泡効果に着目した耐久性を確認した。
2．試験概要・供試体を 90℃に加熱した電気炉に入れ，促進劣化させる。所定時間経過後，電気炉から供試体を取り出し膨張倍率の測定を行う。
・膨張倍率試験は，供試体を 350℃に加熱した電気炉に入れ，15 分加熱し供試体を膨張させる。
・試験後，電気炉から供試体を取り出し，膨張試験前後の体積の比から膨張倍率を求める。

図３：膨張倍率に着目した加速劣化試験の結果
・上記試験について，アレニウス則により寿命評価した結果，コーキング材（CP-25WB+）の寿命は，常温 40℃で約 28 年以上との結果を得た。

- 4-添付 1-6 -添付資料２

柏崎刈羽原子力発電所

6 号及び 7 号炉におけるケーブルの損傷距離の判定方法について

添付資料２

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉におけるケーブルの損傷距離の判定方法について
垂直トレイ燃焼試験では，下図の損傷の境界を確認し，シースの最大損傷距離を測定する。

損傷境界

火ぶくれ

溶融

炭化

灰化

図１：垂直トレイ燃焼試験のケーブル損傷について- 4-添付 2-1 -添付資料３

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における製造中止ケーブルの自己消火性の評価について

添付資料３

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における製造中止ケーブルの自己消火性の評価について

1．はじめに
柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉の安全機能を有する機器等に使用するケーブルのうち，表 4-3 の No.7 低圧ケーブルは，建設時の型式試験において，IEEE383
垂直トレイ燃焼試験を実施し合格していることから耐延焼性を有している。
また,建設時の型式試験として, ICEA 垂直燃焼試験を実施し,自己消火性を確認している。
火災防護に係る審査基準では,ケーブルの難燃性として，「火災により着火し難く，著しい燃焼をせず，また，加熱源を除去した場合はその燃焼部が広がらない性質」を有していることが,延焼性及び自己消火性の実証試験により示されていることが要求されており，自己消火性の実証試験として，UL 垂直燃焼試験が示されている。
UL 垂直燃焼試験を実施していないケーブルについては，火災防護に係る審査基準に適合していることを実証するために,UL 垂直燃焼試験を実施し，試験に合格することをもって，自己消火性を有していることを証明することが望ましいが,上記 No.7 低圧ケーブルは製造中止品であることから，ケーブル調達及び UL 垂直燃
焼試験を実施することができない。
このため，No.7 低圧ケーブルについては，建設時に実施した ICEA 垂直燃焼試
験の結果，並びに No.7 低圧ケーブルと同じケーブルシースを有している他のケー
ブルの UL 垂直燃焼試験の結果を評価することで,火災防護に係る審査基準で要求されている難燃ケーブルと同等の自己消火性を有していることを，以下に示す。

- 4-添付 3-1 -2．ICEA 垂直燃焼試験と UL 垂直燃焼試験の比較
表 4－3 に示した通り No.7 低圧ケーブルは，ICEA 垂直燃焼試験を実施し合格している。ICEA 垂直燃焼試験と UL 垂直燃焼試験は，ともにケーブルの自己消火性を試験するものであり,表 4-1 に示すとおり，試験内容，燃焼源､バーナ熱量等同等の試験を実施している。
しかし，試験体及び判定基準として下記に示す相違点がある。
（a）ICEA 垂直燃焼試験はケーブルシースを取り除き，絶縁体がむき出しの状態で実施している。
（b）ICEA 垂直燃焼試験は UL 垂直燃焼試験で判定基準とされている綿の燃焼を規定していない。
上記相違点(a)は，ケーブルのシースを取り除き,直接絶縁体をバーナの炎をあてることから，絶縁体のみで自己消火性を確保しなければいけないため，シースにバーナの炎をあて，シースと絶縁体で自己消火性を確保できる UL 垂直燃焼試験に比べ，より厳しい試験条件（保守的）であると言える。

3．No.7 低圧ケーブルと同じケーブルシースである No.14 同軸ケーブルの仕様とUL 垂直燃焼試験結果の評価
表１に No.7 低圧ケーブルと同じケーブルシースである No.14 同軸ケーブルの仕様を示す。
表1

シース材料
シース厚さ[mm]ケーブルシースの仕様比較

No.14 同軸ケーブル

No.7 低圧ケーブル評価

ノンハロゲン難燃架橋ポリエ
チレン

ノンハロゲン難燃架橋ポリエ
チレン

同等

1.02

1.5

保守的

表１より，ケーブルシースの厚さは No.14 同軸ケーブルが，No.7 低圧ケーブル
より薄い仕様であることから,UL 垂直燃焼試験を実施し合格した No.14 同軸ケー
ブルの UL 垂直燃焼試験結果を詳細に評価することにより，No.7 低圧ケーブルのシースの自己消火性の評価が可能と判断できる。
このため,No.14 同軸ケーブルの UL 垂直燃焼試験結果について,下記の項目について確認を実施する。
（ａ）接炎による損傷がシースに留まり絶縁体が損傷していないか。
（ｂ）落下物によって下に設置した綿が燃焼していないか。

- 4-添付 3-2 -4．No.14 同軸ケーブルの UL 垂直試験の確認結果（ａ）接炎による損傷がシースに留まり絶縁体が損傷していないか。
【確認結果】
No.14 同軸ケーブルの UL 垂直燃焼試験後の状態を確認した結果，接炎による損
傷はシースの表面のみであり，絶縁体が損傷していないことを確認した（図１）。

図1No.14 同軸ケーブルの UL 垂直燃焼試験後の状態（ｂ）落下物によって下に設置した綿が燃焼していないか。
表 4-2 に示した通り，No.14 同軸ケーブルの UL 垂直燃焼試験結果において，下に設置した綿が燃焼していないことを確認した。
以上より，No.14 同軸ケーブルの UL 垂直燃焼試験では，バーナの炎による燃焼はシースのみで留まり絶縁体に損傷を及ぼしていないこと,UL 垂直燃焼試験の判定基準である落下物による下に設置した綿が燃焼していないこと,No.7 低圧ケー
ブルのシース厚さは UL 垂直燃焼試験に合格した No.14 同軸ケーブルより厚いこと，No.7 低圧ケーブルは UL 垂直燃焼試験より厳しい条件である ICEA 垂直燃焼試
験に合格していること，を総合的に評価し,No.7 低圧ケーブルは UL 垂直燃焼試験と同等の自己消火性を有していると判断できる。

- 4-添付 3-3 -参考資料１

柏崎刈羽原子力発電所

6 号及び 7 号炉におけるケーブルの延焼性に関する IEEE383 の適用年版について参考資料１

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉におけるケーブルの延焼性に関する IEEE383 の適用年版について
ケーブルの延焼性は，IEEE383 std 1974 又はこれを基礎とした「電気学会技術報告（Ⅱ部）第 139 号 原子力発電用電線・ケーブルの環境試験方法ならびに耐延焼性試験方法に関する推奨案」の垂直トレイ燃焼試験により確認しており，この IEEE383 の適用年版について以下に整理した。
(1)「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」（以下，「審査基準」という。）「2.1 火災発生防止」の参考には，延焼性の実証
試験は IEEE383 の実証試験により示されていることを要求している。

（参考）(3) 難燃ケーブルについて使用するケーブルについて、「火災により着火し難く、著しい燃焼をせず、また、加熱源を除去した場合はその燃焼部が広がらない性質」を有していることが、延焼性及び自己消火性の実証試験により示されていること。
（実証試験の例）
・自己消火性の実証試験･･･UL 垂直燃焼試験
・延焼性の実証試験･･･IEEE383 または IEEE1202(2)

また，審査基準「2. 基本事項」の参考には，審査基準に記載されていな
いものについては，JEAG4626-2010 及び JEAG4607-2010 を参照するよう要求されている。
（参考）
上 記 事 項 に 記 載 さ れ て い な い も の に つ い て は 、 JEAC4626-2010 及 び
JEAG4607-2010 を参照すること。

- 4-参考 1-1 -(3)したがって，審査基準に記載されない IEEE383 の適用年版については，
以下に示す JEAC4626-2010 の記載により IEEE383-1974 年版を適用した。

JEAC4626-2010（抜粋）［解説 2-1］「難燃性ケーブル」
難燃性ケーブルとは，米国電気電子工学学会（IEEE）規格 383（1974 年版）（原子力発電所用ケーブル等の型式試験）（国内では IEEE383 の国内版である
電気学会技術報告（Ⅱ部）第 139 号）の垂直トレイ試験に合格したものをいう。

- 4-参考 1-2 -参考資料２

柏崎刈羽原子力発電所

6 号及び 7 号炉におけるIEEE383 垂直トレイ燃焼試験における残炎時間の取扱いについて

参考資料２

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉におけるIEEE383 垂直トレイ燃焼試験における残炎時間の取扱いについて
1．はじめに
難燃ケーブルは，延焼性を確認する垂直トレイ燃焼試験について規定化された IEEE383 及び電気学会技術報告の中で，残炎時間を参考に測定している。
ここでは，ケーブルの残炎時間が試験の判定基準として使用されておらず，試験の判定に影響を与えないことを示す。

2．規格の記載事項
垂直トレイ燃焼試験における評価に関する IEEE383 の記載内容を以下に示す。
○ IEEE383（抜粋）2.5.5 Evaluation
Cables which propagate the flame and burn the total height of the tray
above the flame source fail the test. Cables which self-extinguish when
the flame source is removed or burn out pass the test. Cables which
continue to burn after the flame source is shut off or burns out shouldbe allowed to burn in order to determine the extent.

○ 【和訳】IEEE383（抜粋）2.5.5 評価炎が広がり，バーナーの上のトレイ全長が燃えるケーブルは不合格である。
バーナーを外すと自己消火するケーブルは合格である。バーナー消火後も燃え続ける，あるいは燃え尽きるケーブルは，延焼範囲を決定するため，そのまま燃え続けさせるべきである。

- 4-参考 2-1 -また，IEEE383 を基礎とした「電気学会技術報告（Ⅱ部）第 139 号 原子力
発電用電線･ケーブルの環境試験方法ならびに耐延焼性試験方法に関する推奨案」の垂直トレイ燃焼試験の判定基準の記載事項は以下のとおり。
○ 電気学会技術報告（Ⅱ部）第 139 号（抜粋）3.7 判定３回の試験のいずれにおいても，ケーブルはバーナー消火後自動消火し，かつケーブルのシースおよび絶縁体の最大損傷長が 1,800mm 未満である場
合には，そのケーブルは合格とする。

ケーブルの延焼性を確認する試験では，上記のとおり残炎時間は判定基準として記載されていない。

- 4-参考 2-2 -資料５
柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における原子炉の安全停止に必要な構築物，系統及び機器が設置される
火災区域又は火災区画の火災感知設備について
1．概要
柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉における安全機能のうち，原子炉の安全停止に必要な構築物，系統及び機器（以下，「原子炉の安全停止に必要な機器等」という。）への火災の影響を限定し，早期に火災を感知するための火災感知設備について以下に示す。なお，放射性物質貯蔵等の機器等の設置場所に対する火災感知設備については，資料９に示す。
2．要求事項「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」（以下，「火災防護に係る審査基準」という。）における火災感知設備の要求事項を以下に示す。

「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」（抜粋）
2.

基本事項
(1)

原子炉施設内の火災区域又は火災区画に設置される安全機能を有する構造物、系統及び機器を火災から防護することを目的として、以下に示す火災区域及び火災区画の分類に基づいて、火災発生防止、火災の感知及び消火、火災の影響軽減のそれぞれを考慮した火災防護対策を講じること。
① 原子炉の高温停止及び低温停止を達成し、維持するための安全機能を有する構
築物、系統及び機器が設置される火災区域及び火災区画② 放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能を有する構築物、系統及び機器が設置される火災区域- 5-1 -

2.2

火災の感知、消火2.2.1 火災感知設備及び消火設備は、以下の各号に掲げるように、安全機能を有する構築物、系統及び機器に対する火災の影響を限定し、早期の火災感知及び消火を行える設計であること。
(1)

火災感知設備① 各火災区域における放射線、取付面高さ、温度、湿度、空気流等の環境条件や予想される火災の性質を考慮して型式を選定し、早期に火災を感知できる場所に設置すること。
② 火災を早期に感知できるよう固有の信号を発する異なる種類の感知器又は同等の機能を有する機器を組合せて設置すること。また、その設置にあたっては、感知器等の誤作動を防止するための方策を講じること。
③ 外部電源喪失時に機能を失わないように、電源を確保する設計であること。
④ 中央制御室等で適切に監視できる設計であること。

2.2.2 火災感知設備及び消火設備は、以下の各号に示すように、地震等の自然現象によっても、火災感知及び消火の機能、性能が維持される設計であること。
(1) 凍結するおそれがある消火設備は、凍結防止対策を講じた設計であること。
(2) 風水害に対して消火設備の性能が著しく阻害されない設計であること。
(3) 消火配管は、地震時における地盤変位対策を考慮した設計であること。

なお，「2.2.1 (1) 火災感知設備」の要求事項を添付資料１に示す。

本資料では，基本事項の中に記載される「①原子炉の高温停止及び低温停止を達成し，維持するための安全機能を有する構築物，系統及び機器が設置される火災区域及び火災区画」への火災感知設備の設置方針を示す。

- 5-2 -

3．火災感知設備の概要
柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉において火災が発生した場合に，原子炉の安全停止に必要な機器等を設置する火災区域又は火災区画（以下，「火災区
域（区画）」という。）の火災を早期に感知し，原子炉の安全停止に必要な機器等に対する火災の影響を限定するために，要求事項に応じた「火災感知設備」を設置する。
「火災感知設備」は，周囲の環境条件を考慮して設置する「火災感知器」と，中央制御室での火災の監視等の機能を有する「受信機」を含む火災受信機盤等により構成される。柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉に設置する「火災感知器」及び「受信機」について以下に示す。

3.1．火災感知設備の火災感知器について
火災感知器は，早期に火災を感知するため，火災感知器の取付面高さ，火災感知器を設置する周囲の温度，湿度及び空気流等の環境条件を考慮して設置する。
柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉内で発生する火災としては，ポンプに内包する油やケーブルの火災であり，原子力発電所特有の火災条件が想定される箇所はなく，病院等の施設で使用されている火災感知器を消防法に準じて設置することにより，十分に火災を感知することが可能である。
原子炉の安全停止に必要な機器等の設置場所には，基本的に火災時に炎が生じる前の発煙段階から感知できる煙感知器を設置し，その他，蒸気及びガスの発生により煙感知器が誤作動する可能性のある場所には，熱感知器を設置している。
さらに，「固有の信号を発する異なる種類の火災感知器」の設置要求を満足するため，既存の火災感知器に加えて熱感知器又は煙感知器を組み合わせて設置する。設置にあたっては，消防法に準じた設置条件で設置する。
これらの組合せは，平常時の状況（温度，煙の濃度）を監視し，かつ，火災現象（急激な温度や煙の濃度の上昇）を把握することができるアナログ機能を有するものとする。
周囲の環境条件により，アナログ機能を有する熱感知器又は煙感知器を設置することが適さない箇所の火災感知器等の選定方法を以下に示す。

- 5-3 -

3.1.1．蓄電池室の火災感知器について
蓄電池室は，蓄電池充電中に少量の水素を発生することから，換気空調設備を設置しており，安定した室内環境を維持している。
一方で，万が一の水素濃度の上昇 ※1 を考慮し，防爆型の感知器の採用を検討した。蓄電池室内の環境を鑑みると，換気空調設備により安定した室
内環境（室温：最大 40℃）を維持していることから，火災感知器の作動値を室温より高めの 70℃と一意に設定する非アナログ式のものであっても誤作動する可能性は低いと考えられる。
したがって，万が一の水素濃度の上昇を考慮すると，水素による爆発のリスクを低減する観点から，防爆型の煙感知器，熱感知器を採用する。
防爆型の熱感知器及び煙感知器の概要を添付資料２に示す。
※1 蓄電池室は，換気空調設備の機械換気により水素濃度の上昇を防止する設計である。

なお，火災感知器の型式毎の特徴等を添付資料３に示す。また，火災感知器の配置図を添付資料４に示す。

3.2．火災感知設備の受信機について
火災感知設備の受信機は，以下の機能を有する受信機を設置する。
① アナログ機能を有する火災感知器が接続可能であり，作動した火災感知器を１つずつ特定できる機能② 水素の漏えいの可能性が否定できない蓄電池室に設置する防爆型の火災感知器を１つずつ特定できる機能- 5-4 -

3.3．火災感知設備の電源について
原子炉の安全停止に必要な機器等の設置場所に対する火災感知設備の受信機は，外部電源喪失時においても火災の感知が可能となるよう，非常用電源から受電する。さらに，外部電源喪失時に非常用ディーゼル発電機から電力が供給されるまでの間も火災の感知が可能となるように，蓄電池を内蔵し 70 分間 ※
電源供給が可能である。
※ 消防法施行規則第二十四条で要求している蓄電池容量

3.4．火災感知設備の中央制御室での監視について
原子炉の安全停止に必要な機器等に発生した火災は，中央制御室に設置されている火災感知設備の受信機で監視できる。
なお，火災が発生していない平常時には，中央制御室内の巡視点検によって，火災が発生していないこと及び火災感知設備に異常がないことを火災受信機盤で確認する。

3.5．火災感知設備の耐震設計について
原子炉の安全停止に必要な機器等を防護するために設置する火災感知設備
は，原子炉の安全停止に必要な機器等の耐震クラスに応じて，機能を維持できる設計とする。（表 5-1）
耐震設計を確認するための対応は，表 5-2 のとおりである。

- 5-5 -

表 5-1：火災感知設備の耐震設計
主な安全機能を有する機器等

火災感知設備の耐震設計

非常用炉心冷却系ポンプ

Ss 機能維持

非常用蓄電池Ss 機能維持

非常用ディーゼル発電機

Ss 機能維持

表 5-2：Ss 機能維持を確認するための対応
確認対象

火災感知設備の耐震設計

受信機

加振試験

感知器

加振試験

3.6．火災感知設備に対する試験検査について
アナログ機能を有する火災感知器を含めた火災感知設備は，機能に異常がないことを確認するために，自動試験を実施する。
ただし，試験機能のない火災感知器は，機能に異常がないことを確認するた
めに，消防法施行規則第三十一条の六に基づき，半年に一度の機器点検時及び１年に一度の総合点検時に，煙等の火災を模擬した試験を実施する。

- 5-6 -

添付資料１

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（抜粋）添付資料１「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」（抜粋）
2.2

火災の感知、消火

2.2.1

火災感知設備及び消火設備は、以下の各号に掲げるように、安全機能を有する構築物、系統及び機器に対する火災の影響を限定し、早期の火災感知及び消火を行える設計であること。

(1)

火災感知設備① 各火災区域における放射線、取付面高さ、温度、湿度、空気流等の環境条件や予想される火災の性質を考慮して型式を選定し、早期に火災を感知できる場所に設置すること。
② 火災を早期に感知できるよう固有の信号を発する異なる種類の感知器又は同等の機能を有する機器を組合せて設置すること。また、その設置にあたっては、感知器等の誤作動を防止するための方策を講じること。
③ 外部電源喪失時に機能を失わないように、電源を確保する設計であること。
④ 中央制御室等で適切に監視できる設計であること。
（参考）
(1)

火災感知設備について早期に火災を感知し、かつ、誤作動（火災でないにもかかわらず火災信号を発すること）を防止するための方策がとられていること。
（早期に火災を感知するための方策）
・ 固有の信号を発する異なる種類の感知器としては、例えば、煙感知器と炎感知器のような組み合わせとなっていること。
・ 感知器の設置場所を１つずつ特定することにより火災の発生場所を特定することができる受信機を用いられていること。
（誤作動を防止するための方策）
・ 平常時の状況（温度、煙の濃度）を監視し、かつ、火災現象（急激な温度や煙の濃度の上昇）を把握することができるアナログ式の感知器を用いられていること。
感知器取付面の位置が高いこと等から点検が困難になるおそれがある場合は、
自動試験機能又は遠隔試験機能により点検を行うことができる感知器が用いられていること。

- 5-添付 1-1 -

炎感知器又は熱感知器に代えて、赤外線感知機能等を備えた監視カメラシステ
ムを用いても差し支えない。この場合、死角となる場所がないように当該システ
ムが適切に設置されていること。
2.2.2

火災感知設備及び消火設備は、以下の各号に示すように、地震等の自然現象によっても、火災感知及び消火の機能、性能が維持される設計であること。

(1)

凍結するおそれがある消火設備は、凍結防止対策を講じた設計であること。

(2)

風水害に対して消火設備の性能が著しく阻害されない設計であること。

(3)

消火配管は、地震時における地盤変位対策を考慮した設計であること。

（参考）
火災防護対象機器等が設置される火災区画には、耐震 B・C クラスの機器が設置されている場合が考えられる。これらの機器が基準地震動により損傷し S クラス機器
である原子炉の火災防護対象機器の機能を失わせることがないことが要求されるところであるが、その際、耐震 B・C クラス機器に基準地震動による損傷に伴う火災が発生した場合においても、火災防護対象機器等の機能が維持されることについて確認
されていなければならない。
(2)

消火設備を構成するポンプ等の機器が水没等で機能しなくなることのない
よう、設計に当たっては配置が考慮されていること。

- 5-添付 1-2 -添付資料２

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における防爆型火災感知器について

添付資料２

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における防爆型火災感知器について
1．はじめに
柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉の蓄電池室に設置する，防爆型の煙感
知器，熱感知器の防爆性能の概要について以下に示す。

2．防爆型熱感知器
熱感知器（定温式熱感知器）の原理は，火災の熱によってバイメタルが反転して，接点を閉じて受信機に火災信号を送信する。（図１参照）
防爆型の定温式熱感知器は，感知器内部火花や熱などがガス又は蒸気に点火しないよう，感知器内部の電気回路の電気エネルギーを抑制することで，防爆性能（本質安全防爆構造 ※１ ）を有する。
共通線
信号線

接点

受熱板

バイメタル

図１：定温式熱感知器概要

3．防爆型煙感知器
煙感知器（イオン化式感知器）の原理は，煙を検出するために感知器にイオン室を設け，煙がイオン室に流入したときのイオン電流の変化を火災信号に変換し，受信機に送信する。（図２参照）
防爆型のイオン化式煙感知器は，感知器内部で電気火花が発生しても可燃性ガスに引火しないよう，感知器内部の電気回路の電気エネルギーを抑制することで，防爆性能（本質安全防爆構造 ※１ ）を有する。

- 5-添付 2-1 -

－

＋

煙粒子

－

入煙時

放射線源

スイッチング回路

平常時

イオン室

放射線源

Ｒ

＋

図２：イオン化式煙感知器概要※１

本質安全防爆構造（「電気機械器具防爆構造規格」労働省告知第 16 号）
電気機械器具を構成する部分に発生する火花，アーク又は熱が，ガス又は蒸気に点火するおそれがないことが点火試験等により確認された構造をいう。

4．感知器の感知方式と発報箇所の特定
誤作動防止の観点より，平常時の状況を監視し，かつ，火災現象を把握することができるアナログ機能を有する感知器の採用を基本としているが，防爆型
火災感知器を設置する蓄電池室は換気空調系により常時室内環境が安定しており誤作動は起きにくいため，万が一の水素濃度の上昇を考慮し，水素による爆発のリスクを低減する観点から，アナログ機能を持たない防爆型火災感知器を設置する。
なお，防爆型火災感知器の動作状況は，蓄電池室での火災感知の有無を受信機盤により部屋単位で特定することができる。

- 5-添付 2-2 -添付資料３

柏崎刈羽原子力発電所

6 号及び 7 号炉における火災感知器の型式毎の特徴等について

添付資料３

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における火災感知器の型式毎の特徴等について
1．はじめに
柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉において安全機能を有する機器等を設置する建屋の火災感知器について示す。

2．要求事項火災感知設備は，「 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」の「2.2 火災の感知，消火」の 2.2.1 に基づき実施することが要求されている。
「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」の記載を以下に示す。

2.2 火災の感知，消火2.2.1 火災感知設備及び消火設備は，以下の各号に掲げるように，安全機能を有する構築
物，系統及び機器に対する火災の影響を限定し，早期の火災感知及び消火を行える設計であること。
(1) 火災感知設備① 各火災区域における放射線，取付面高さ，温度，湿度，空気流等の環境条件や予想される火災の性質を考慮して型式を選定し，早期に火災を感知できる場所に設置すること。
② 火災を早期に感知できるよう固有の信号を発する異なる種類の感知器又は同等の機能を有する機器を組合せて設置すること。また，その設置にあたっては，感知器等の誤作動を防止するための方策を講じること。
③ 外部電源喪失時に機能を失わないように，電源を確保する設計であること。
④ 中央制御室等で適切に監視できる設計であること。

- 5-添付 3-1 -（参考）(1) 火災感知設備について早期に火災を感知し，かつ，誤作動（火災でないにもかかわらず火災信号を発すること）を防止するための方策がとられていること。
（早期に火災を感知するための方策）
・固有の信号を発する異なる種類の感知器としては，例えば，煙感知器と炎感知器のような組み合わせとなっていること。
・感知器の設置場所を１つずつ特定することにより火災の発生場所を特定することができる受信機を用いられていること。
（誤作動を防止するための方策）
・平常時の状況（温度，煙の濃度）を監視し，かつ，火災現象（急激な温度や煙の濃度の上昇）を把握することができるアナログ式の感知器を用いられていること。
感知器取付面の位置が高いこと等から点検が困難になるおそれがある場合は，自動試
験能又は遠隔試験機能により点検を行うことができる感知器が用いられていること。
炎感知器又は熱感知器に代えて，赤外線感知機能等を備えた監視カメラシ
ステムを用いても差し支えない。この場合，死角となる場所がないように当該システムが適切に設置されていること。

- 5-添付 3-2 -3．火災感知器の型式毎の特徴
型式

特徴
・感知器内に煙を取り込むことで感知適切な箇所・炎が生じる前の発煙段階からの煙の・大空間（通路等）

早期感知が可能煙感知器

適用箇所

・小空間（室内）・防爆型の検定品あり

不適な場所【適応高さの例】

・ガス，蒸気等が日常的に発生する20m 以下【設置範囲の例】

場合※１

・湿気が多い場合

75 ㎡又は 150 ㎡あたり１個
・感知器周辺の雰囲気温度を感知（公称 60℃以上）

熱感知器

適切な箇所
・小空間（室内）・炎が生じ，温度上昇した場合に感知不適な場所・防爆型の検定品あり

・ガスが多量に滞留する場所【適応高さの例】

・火災源からの距離が離れており，

8m 以下【設置範囲の例】

温度上昇が遅いと考えられる場合※１

15 ㎡～70 ㎡あたり１個※1：消防法施行規則第 23 条で定める設置範囲による- 5-添付 3-3 -火災感知器の火災感知器の設置型式

設置場所
一般エリア
「異なる種類の火災感知器」

煙感知器

熱感知器

（感度：煙濃度 10%）

（感度：温度 60～75℃）の設置要求を満足するため， 火 災 時 に 炎 が 生 じ る 前 の 発 煙 火 災 時 に 生 じ る 熱 を 感 知 で き
火災感知器を設置
段 階 か ら 感 知 で き る 煙 感 知 器 る熱感知器を設置
を設置
蓄電池室

防爆型煙感知器

防爆型熱感知器（感度：作動電離電流変化率
蓄電池室は充電中に少量の（感度：温度 65℃）

0.24%）

水素を発生することから，万 防 爆 機 能 を 有 す る 火 災 感 知 器 防 爆 機 能 を 有 す る 火 災 感 知 器
一の水素濃度上昇を考慮
として煙感知器を設置として熱感知器を設置
中操制御盤内煙感知器（感度：煙濃度 0.1～0.5％）

複 数 の 区 分 の 安 全 系 機 能 を 盤内のケーブル延焼火災の初期段階を検知するため，制御装置や※2
有 す る 制 御 盤 内 で の ケ ー ブ 電源盤用に開発された，小型の高感度煙感知器を設置
ル延焼火災に対する早期消
火活動を行うことを考慮※2 盤内天井に間仕切りがある場合は，感知器までの煙の伝播が遅れる可能性を考慮し，盤内天井の間仕切り毎に感知器を設置する。
また，動作感度を一般エリアの煙濃度 10％に対し煙濃度 0.1～0.5％と設定することにより，高感度感知を可能としている。
なお，動作感度は，誤作動の可能性を考慮し，盤内の設置環境に応じて適切に設定する。

煙の動線構造を垂直にし、電子部品の発
熱 に よ る 気流 の 煙突 効 果 を促 す こ とにより、異常時に生じた煙をより早く確実
に捉える。

図1
高感度
煙感知器

図２

高感度煙感知器概要図

従来品

高感度煙感知器と従来品の比較

なお，操作員の目前の制御盤（資料３の添付資料２参照）は，盤面にガラリがあるため，煙発生等の火災を操作員が早期に発見できることから設置しない。

- 5-添付 3-4 -添付資料４

柏崎刈羽原子力発電所

６号炉及び７号炉における火災感知器の配置を明示した図面

柏崎刈羽原子力発電所- 5-添付 4-1 -６号炉

- 5-添付 4-2 -- 5-添付 4-3 -- 5-添付 4-4 -- 5-添付 4-5 -- 5-添付 4-6 -- 5-添付 4-7 -- 5-添付 4-8 -- 5-添付 4-9 -- 5-添付 4-10 -- 5-添付 4-11 -- 5-添付 4-12 -- 5-添付 4-13 -- 5-添付 4-14 -- 5-添付 4-15 -- 5-添付 4-16 -- 5-添付 4-17 -- 5-添付 4-18 -- 5-添付 4-19 -- 5-添付 4-20 -- 5-添付 4-21 -- 5-添付 4-22 -- 5-添付 4-23 -- 5-添付 4-24 -- 5-添付 4-25 -- 5-添付 4-26 -柏崎刈羽原子力発電所- 5-添付 4-27 -７号炉

- 5-添付 4-28 -- 5-添付 4-29 -- 5-添付 4-30 -- 5-添付 4-31 -- 5-添付 4-32 -- 5-添付 4-33 -- 5-添付 4-34 -- 5-添付 4-35 -- 5-添付 4-36 -- 5-添付 4-37 -- 5-添付 4-38 -- 5-添付 4-39 -- 5-添付 4-40 -- 5-添付 4-41 -- 5-添付 4-42 -- 5-添付 4-43 -資料６
柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における原子炉の安全停止に必要な構築物，系統及び機器が設置される
火災区域又は火災区画の消火設備について
1．概要
柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉における安全機能のうち，原子炉の安全停止に必要な構築物，系統及び機器（以下，「原子炉の安全停止に必要な機器等」という。）への火災を早期に消火するための消火設備について以下に示す。
なお，放射性物質貯蔵等の機器等の設置場所に対する消火設備については，
資料９に示す。

2．要求事項「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」（以下，「火災防護に係る審査基準」という。）における消火設備の要求事項を以下に示す。

「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」（抜粋）
2.

基本事項
(1)

原子炉施設内の火災区域又は火災区画に設置される安全機能を有する構造物、系統及び機器を火災から防護することを目的として、以下に示す火災区域及び火災区画の分類に基づいて、火災発生防止、火災の感知及び消火、火災の影響軽減のそれぞれを考慮した火災防護対策を講じること。
① 原子炉の高温停止及び低温停止を達成し、維持するための安全機能を有する構
築物、系統及び機器が設置される火災区域及び火災区画② 放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能を有する構築物、系統及び機器が設置される火災区域- 6-1 -

2.2

火災の感知、消火2.2.1 火災感知設備及び消火設備は、以下の各号に掲げるように、安全機能を有する構築物、系統及び機器に対する火災の影響を限定し、早期の火災感知及び消火を行える設計であること。
2.2.2 火災感知設備及び消火設備は、以下の各号に示すように、地震等の自然現象によっても、火災感知及び消火の機能、性能が維持される設計であること。
(1) 凍結するおそれがある消火設備は、凍結防止対策を講じた設計であること。
(2) 風水害に対して消火設備の性能が著しく阻害されない設計であること。
(3) 消火配管は、地震時における地盤変位対策を考慮した設計であること。

なお，「2.2.1 (2) 消火設備」の要求事項を添付資料１に示す。

- 6-2 -

3．消火設備の概要
柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉において，原子炉の安全停止に必要な機器等に火災が発生した場合に，火災を早期に消火するため，火災防護に係る審査基準の「2.2 火災の感知，消火」に基づき「消火設備」を設置する。
柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉に設置する「消火設備」について以下に示す。

3.1．全域ガス消火設備（新設）
全域ガス消火設備は，火災防護に係る審査基準の「2.2 火災の感知，消火」に基づき，火災時の煙の充満等により消火が困難となる可能性も考慮し，原子炉の安全停止に必要な機器等を設置する火災区域又は火災区画（以下，「火災区
域（区画）」という。）の早期の消火を目的として設置する。
具体的には，原子炉の安全停止に必要な機器等の設置場所であって，火災時に煙の充満等により消火が困難となるところに対しては，火災防護に係る審査基準の「2.2 火災の感知，消火」に基づき，自動又は中央制御室からの手動操
作により起動する「全域ガス消火設備」を設置する。全域ガス消火設備の概要
を添付資料２に，全域ガス消火設備の耐震設計を添付資料３に示す。
全域ガス消火設備は，機能に異常がないことを確認するため，消火設備の作
動確認を実施する。
また，全域ガス消火設備の設置に伴い，消火能力を維持するため，自動ダンパの設置又は空調設備の手動停止による消火剤の流出防止や，安全対策のための警報装置の設置を行う。さらに，全域ガス消火設備起動時に扉が「開」状態
では消火剤が流出することから，扉を「閉」運用とするよう手順等に定める。
原子炉の安全停止に必要な機器等を設置する火災区域（区画）の全域ガス消
火設備は，外部電源喪失時にも電源が確保できるよう，非常用電源から受電する。また，消防法に準拠し，設備の作動に必要な内蔵型の蓄電池を設置する。
全域ガス消火設備の動作に伴う人体及び機器への影響を添付資料４に，狭隘な場所への消火剤（ハロン 1301 又は HFC-227ea）の有効性を添付資料５に，全域ガス消火設備の消火能力を添付資料６に示す。
なお,添付資料４に示すように全域ガス消火設備の動作に伴う人体への影響はないが，保守的に全域ガス消火設備の動作時に退避警報を発信する設計とする。

- 6-3 -

3.2．二酸化炭素消火設備（既設）
油火災が想定される非常用ディーゼル発電機室・非常用ディーゼル発電機燃料ディタンク室については，自動の二酸化炭素消火設備を設置し，当該室に必要な消火剤（６号炉：約 1071kg，７号炉：約 955.7kg(A 系を代表として記載)）に対して十分な消火剤（６号炉：約 1080kg，７号炉：約 1080kg(A 系を代表として記載)）を有する設計とする。非常用ディーゼル発電機室用の二酸化炭素消火設備の概要を添付資料７に示す。
二酸化炭素消火設備は，機能に異常がないことを確認するため，消火設備の作動確認を実施する。
また，二酸化炭素消火設備の消火に用いる二酸化炭素は不活性であるため機器への影響はないが，その濃度は人体に影響を与えることから，作動前に当該室内の人員の退避ができるよう，警報を発する設計とする。
なお，本設備は，消防法施行規則第十九条「不活性ガス消火設備に関する基準」に基づき設置する。
柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉における，各固定式消火設備の消火剤の必要容量を添付資料８に示す。また，3.1．及び 3.2．で述べた固定式消火設
備の配置図については，資料３の添付資料２に示す。

- 6-4 -

3.3．消火器及び水消火設備について（既設）
火災時にすべての火災区域（区画）の消火が早期に行えるよう，消火器，消火栓を配置する。
水消火設備のうち，水源のろ過水タンクについては，２時間以上の放水に必要な水量（120 ㎥）に対して十分な水量（No.３ろ過水タンク約 1,000 ㎥，No.
４ろ過水タンク約 1,000 ㎥）を確保している。なお，水消火設備に必要な消火水の容量について，屋内消火栓は消防法施行令第十一条，屋外消火栓は消防法
施行令第十九条に基づき算出した容量とする。また，消火ポンプについては電動機駆動消火ポンプ，ディーゼル駆動消火ポンプを１台ずつ有し，多様性を備えている。
消火配管は，地震時における地盤変位対策として，消火配管の建屋接続部には機械式継手を採用しないこととし，消火配管の地上化及びトレンチ内設置並
びに給水接続口の設置を考慮した設計とする。
消火水系には，飲料水や所内用水系の系統と共用しない系統とする。
なお，消火栓は，消防法施行令第十一条「屋内消火栓設備に関する基準」及
び消防法施行令第十九条「屋外消火栓設備に関する基準」に基づき，すべての火災区域及び火災区画を消火できるように設置する。火災区域及び火災区画における消火栓の配置を添付資料９に示す。消火器は，消防法施行規則第六条「大型消火器以外の消火器具の設置」及び消防法施行規則第七条「大型消火器の設置」に基づき設置する。

3.4．移動式消火設備について（既設）
移動式消火設備については，化学消防自動車２台を配備し，消火ホース等の資機材を備え付けている。加えて，高圧放水車火２台，コンクリートポンプ車
３台を配備している。添付資料 10 に，移動式消火設備について示す。
なお，移動式消火設備の操作については，発電所構内の防護本部脇に 24 時
間体制で配置している専属消防隊にて実施する。

- 6-5 -

4．消火活動が困難となる火災区域（区画）の考え方
火災防護に係る審査基準の「2.2.1 (2) 消火設備」では，安全機能を有する
機器等を設置する火災区域（区画）であって，火災時に煙の充満等により消火活動が困難なところには，自動消火又は手動操作による固定式消火設備の設置が要求されていることから，ここでは「火災時に煙の充満等により消火活動が困難なところ」の選定方針について示す。
柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉では，資料２「柏崎刈羽原子力発電所
６号及び７号炉における原子炉の安全停止に必要な機器について」の添付資料
２「原子炉の安全停止に必要な機能を達成するための機器リスト」に記載されている機器等の設置場所は，基本的に「火災時に煙の充満等により消火活動が困難なところ」として設定した。
ただし，火災発生時の煙の充満等により消火活動が困難となるかを考慮した
結果，火災発生時の煙の充満等により消火活動が困難とならないところとして以下を選定した。これらについては，消火活動により消火を行う。

- 6-6 -

(1)

中央制御室
中央制御室は，常駐する運転員によって火災感知器による早期の火災感知及び消火活動が可能であり，火災が発生する前に消火可能であること，万一火災によって煙が発生した場合でも建築基準法に準拠した容量の排煙設備によって排煙が可能であることから，消火活動が困難とならない場所として選定する。
このため，中央制御室は粉末消火器又は二酸化炭素消火器で消火を行う。

(2)

原子炉建屋オペレーティングフロア及び接続エリア
原子炉建屋オペレーティングフロアは，添付資料 11 に示すように，天井が高く，空間容積が大きいため，原子炉建屋オペレーティングフロ
ア内で火災が発生した場合でも容易に煙が充満しない構造となっている。
また，原子炉建屋オペレーティングフロアにハッチ等の開口部を通じて接続されている原子炉建屋各フロアの通路部は，当該エリアで火災が発生した場合，ハッチ等の開口部を通じて上層階に煙が放出される。
このため，原子炉建屋オペレーティングフロア及び接続エリアについては，消火活動が困難とならない場所として選定し，火災発生時は粉末
消火器，二酸化炭素消火器又は消火栓で消火を行う。（添付資料 11）(3)

可燃物が少ないエリア
可燃物が少ないエリアは，火災源となる可燃物がほとんどないことから，消火活動が困難とならない場所として選定する。（添付資料 12）
このため，これらのエリアは，粉末消火器又は消火栓で消火を行う。

- 6-7 -

5．まとめ柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉における安全機能を有する機器等の火災を早期に消火するための消火設備を下表に示す。（表 6-1）
表 6-1：柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉 安全機能を有する
機器等を設置する火災区域（区画）の消火設備
消火設備

全域ガス
消火設備
二酸化炭素
消火設備
水消火設備
（消火栓）
消火器

消火剤
ハロン 1301
HFC-227ea
二酸化炭素
水
粉末等

消火剤量

主な消火対象

１㎥あたり0.32kg
１㎥あたり煙の充満等により消火活動が困
難な火災区域（区画）0.55kg
１㎥あたり0.8～0.9kg
150ℓ/min 以上（屋内）350ℓ/min 以上（屋外）－- 6-8 -

非常用ディーゼル発電機室
全火災区域（区画）添付資料１

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（抜粋）添付資料１「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」（抜粋）
2.2

火災の感知、消火

2.2.1

火災感知設備及び消火設備は、以下の各号に掲げるように、安全機能を有する構築物、系統及び機器に対する火災の影響を限定し、早期の火災感知及び消火を行える設計であること。

(2)

消火設備

① 原子炉の高温停止及び低温停止を達成し、維持するための安全機能を有する構
築物、系統及び機器が設置される火災区域または火災区画であって、火災時に煙の充満、放射線の影響等により消火活動が困難なところには、自動消火設備
又は手動操作による固定式消火設備を設置すること。
② 放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能を有する構築物、系統及び機器が設置される火災区域であって、火災時に煙の充満、放射線の影響等により消火活動が困難なところには、自動消火設備又は手動操作による固定式消火設備を設置すること。
③ 消火用水供給系の水源及び消火ポンプ系は、多重性又は多様性を備えた設計であること。
④ 原子炉の高温停止及び低温停止に係る安全機能を有する構築物、系統及び機器相互の系統分離を行うために設けられた火災区域又は火災区画に設置される消火設備は、系統分離に応じた独立性を備えた設計であること。
⑤ 消火設備は、火災の火炎、熱による直接的な影響のみならず、煙、流出流体、断線、爆発等による二次的影響が安全機能を有する構築物、系統及び機器に悪影響を及ぼさないように設置すること。
⑥ 可燃性物質の性状を踏まえ、想定される火災の性質に応じた十分な容量の消火剤を備えること。
⑦ 移動式消火設備を配備すること。
⑧ 消火剤に水を使用する消火設備は、2 時間の最大放水量を確保できる設計であること。

⑨ 消火用水供給系をサービス系または水道水系と共用する場合には、隔離弁等を設置して遮断する等の措置により、消火用水の供給を優先する設計であること。

- 6-添付 1-1 -⑩ 消火設備は、故障警報を中央制御室に吹鳴する設計であること。
⑪ 消火設備は、外部電源喪失時に機能を失わないように、電源を確保する設計であること。
⑫ 消火栓は、全ての火災区域の消火活動に対処できるよう配置すること。
⑬ 固定式のガス系消火設備は、作動前に職員等の退出ができるように警報を吹鳴させる設計であること。
⑭ 管理区域内で消火設備から消火剤が放出された場合に、放射性物質を含むおそれのある排水が管理区域外へ流出することを防止する設計であること。
⑮ 電源を内蔵した消火設備の操作等に必要な照明器具を、必要な火災区域及びその出入通路に設置すること。
（参考）(2) 火災感知設備について①-1 手動操作による固定式消火設備を設置する場合は、早期に消火設備の起動が可能となるよう中央制御室から消火設備を起動できるように設計されていること。
上記の対策を講じた上で、中央制御室以外の火災区域又は火災区画に消火設備の起動装置を設置することは差し支えない。
①-2 自動消火設備にはスプリンクラー設備、水噴霧消火設備及びガス系消火設備（自動起動の場合に限る。）があり、手動操作による固定式消火設備には、ガス系消火設備等がある。中央制御室のように常時人がいる場所には、ハロン1301 を除きガス系消火設備が設けられていないことを確認すること。
④「系統分離に応じた独立性」とは、原子炉の高温停止及び低温停止に係る安全機能を有する構築物、系統及び機器が系統分離を行うため複数の火災区域又は火災区画に分離して設置されている場合に、それらの火災区域又は火災区画に設置された消火設備が、消火ポンプ系（その電源を含む。）等の動的機器の単一故障により、同時に機能を喪失することがないことをいう。

⑦

移動式消火設備については、実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則（昭和５３年通商産業省令第７７号）第８５条の５」を踏まえて設置されていること。

- 6-添付 1-2 -

⑧

消火設備のための必要水量は、要求される放水時間及び必要圧力での最大流量を基に設計されていること。この最大流量は、要求される固定式消火設備及び手動消火設備の最大流量を合計したものであること。
なお、最大放水量の継続時間としての 2 時間は、米国原子力規制委員会(NRC)が定める Regulatory Guide 1.189 で規定されている値である。
上記の条件で設定された防火水槽の必要容量は、Regulatory Guide1.189
では 1,136,000 リットル（1,136 m3）以上としている。

2.2.2

火災感知設備及び消火設備は、以下の各号に示すように、地震等の自然現象によっても、火災感知及び消火の機能、性能が維持される設計であること。

(1)

凍結するおそれがある消火設備は、凍結防止対策を講じた設計であること。

(2)

風水害に対して消火設備の性能が著しく阻害されない設計であること。

(3)

消火配管は、地震時における地盤変位対策を考慮した設計であること。

（参考）
火災防護対象機器等が設置される火災区画には、耐震 B・C クラスの機器が設置されている場合が考えられる。これらの機器が基準地震動により損傷し S クラス機器
である原子炉の火災防護対象機器の機能を失わせることがないことが要求されるところであるが、その際、耐震 B・C クラス機器に基準地震動による損傷に伴う火災が発生した場合においても、火災防護対象機器等の機能が維持されることについて確認
されていなければならない。
(2)

消火設備を構成するポンプ等の機器が水没等で機能しなくなることのないよ
う、設計に当たっては配置が考慮されていること。

- 6-添付 1-3 -添付資料２

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における全域ガス消火設備について

添付資料２

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における全域ガス消火設備について
1．設備構成及び系統構成
火災時に煙の充満により消火活動が困難となる可能性のある火災区域又は火災区画に必要となる固定式消火設備として，人体，設備への影響を考慮し，「全域ガス消火設備」を設置する。（ディーゼル発電機室を除く）
全域ガス消火設備の仕様の概要を表１に，単一の部屋に対して使用する専用
型の全域ガス消火設備を図１に，複数の部屋の火災時に当該火災エリアを選択
する，選択型の全域ガス消火設備を図２に示す。
なお，全域ガス消火設備の耐震設計については，添付資料４に示す。

表１：全域ガス消火設備の仕様の概要
項

消火剤

消火設備

目

仕

様

消火薬剤

ハロン1301，HFC-227ea

消火原理

連鎖反応抑制（負触媒効果）

消火剤の特徴設備および人体に対して無害

適用規格

消防法その他関係法令

火災感知

火災感知器（複数の感知器のうち２系統の動作信号）

放出方式

自動起動及び中央制御室からの手動起動

消火方式

全域放出方式

電

非常用電源及び蓄電池を盤内に設置

源- 6-添付 2-1 -図１：全域ガス消火設備の動作概要図

ボンベラック

選択弁

防護エリア

防護エリア
容器弁

制御回路，
受信盤

スピーカ、充満表示灯（各防護エリア）

図２：全域ガス消火設備設置概要図（選択型）- 6-添付 2-2 -

中央制御室
起動信号
現場
起動信号

2．全域ガス消火設備の作動回路
2.1．作動回路の概要
消火活動が困難な火災区域又は火災区画の火災発生時における全域ガス消
火設備作動までの信号の流れを図３に示す。
通常時は自動待機状態としており，複数の感知器が動作した場合は自動起動する。起動条件としては，複数の「煙感知器」のうち２系統又は複数の「熱感知器」のうち２系統が火災を感知した場合に自動起動する設計とし，誤作動防止を図っている。
（図４）
中央制御室における遠隔起動，現地（火災エリア外）での手動動作による消火設備の起動（ガス噴出）も可能な設計としており，人による火災発見時においても，早期消火が対応可能な設計とする。また，煙感知器又は熱感知器のう
ち一方の誤不動作により消火設備が自動起動しない場合であっても，もう一方の感知器の動作によって中央制御室に警報が発報するため，運転員が火災の発生を確認した場合には，中央制御室又は現場での手動起動により早期消火が対応可能な設計とする。

火- 6-添付 2-3 -消

図３：火災時の信号の流れ

電磁開放器作動、消火ガス放出自動起動

タイマー作動

現場 又は中央制御室から起動

中央制御室にて警報鳴動

退避アナウンス開始

中央制御室へ連絡

火災発生

火災感知器作動

消火困難区域人による発見

手動起動

【煙感知】【熱感知】

消火設備作動信号

ガスボンベ

図４：全域ガス消火設備起動ロジック

2.2．全域ガス消火設備の系統構成(1) 全域ガス消火設備（専用型）
専用型は，火災感知器からの信号を制御回路部が受信した後，一定時間後に容器弁に対して放出電気信号を発信して，消火ガスが放出される。
全域ガス消火設備（専用型）の系統構成を図５に示す。

火災感知器

制御回路部

容器弁

防護エリア

ガスボンベ

図５：全域ガス消火設備（専用型）起動ロジック- 6-添付 2-4 -

防護エリア

(2)

全域ガス消火設備（選択型）
選択型は，複数の部屋に設置する火災感知器からの信号をそれぞれの制御回路部が受信した後，制御回路部から起動ガス容器ユニットに対して放出電気信号を発信する。
起動ガス容器ユニットでは，放出電気信号を機械的なガス圧信号に変換し，ガス圧信号で機械的に作動する容器弁及び選択弁に放出信号を発信して，消火ガスが放出される。
全域ガス消火設備（選択型）の系統構成を図６に示す。
ガス圧信号

火災感知器

制御
回路部

各防護エリア

電気
信号

・
・
・
制御
回路部

起動ガ
ス容器

・
・
・
電気
信号

起動ガ
ス容器

容器弁

選択弁

・
・
・
・

ガスボンベ

選択弁
ガス圧信号

図６：全域ガス消火設備（選択型）の系統構成- 6-添付 2-5 -

防護エリア

防護エリア

添付資料３

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における全域ガス消火設備等の耐震設計について

添付資料３

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における全域ガス消火設備等の耐震設計について
1．はじめに「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」（以下，「火災防護に係る審査基準」という。）における，地震等の災害に対する要求事項は次のとおりである。

「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」（抜粋）
2.2.2 火災感知設備及び消火設備は、以下の各号に示すように、地震等の自然現象によっても、火災感知及び消火の機能、性能が維持される設計であること。

柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉における，本要求を満足するための耐震上の設計について，以下に示す。

2．消火設備の耐震設計について
原子炉の安全停止に必要な構築物，系統及び機器（以下原子炉の安全停止に必要な機器等）を防護するために設置する全域ガス消火設備は，原子炉の安全停止に必要な機器等の耐震クラスに応じて，機能を維持できる設計とする。具
体的な耐震設計は表１のとおりである。
また，耐震Ｓクラスの機器等を防護する全域ガス消火設備に対する耐震設計
方針を表２に示す。

－ 6-添付 3-1 －表１：火災感知設備及び消火設備の耐震設計
主な原子炉の安全停止に必要な機器等感知・消火設備の耐震設計

残留熱除去系ポンプ
高圧炉心注水系ポンプ

Ｓｓ機能維持原子炉補機冷却水系ポンプ
原子炉補機冷却海水系ポンプ

Ｓｓ機能維持蓄電池

Ｓｓ機能維持ディーゼル発電機

Ｓｓ機能維持表２：全域ガス消火設備の耐震設計方針
消火設備の機器

Ｓｓ機能維持を確保するための対応

容器弁
選択弁
制御盤・受信盤
感知器

加振試験による確認

ボンベラック
ガス供給配管電路

耐震解析による確認

3．複数同時火災の可能性について
原子炉の安全停止に必要な機器等が設置する区画にある耐震Ｂ，Ｃクラスの油内包機器については，漏えい防止対策を行うとともに，主要な構造材は不燃性とする。また，使用する潤滑油については，引火点が高い（約 212～270℃）ため，容易には着火しないものと考える。（資料１参照）
さらに，全域ガス消火設備については、防護対象である原子炉の安全停止に必要な機器等の耐震クラスに応じて，機能を維持できる設計とすることから，地震により消火設備の機能を失うことはない。
以上のことから，複数同時火災の可能性はないと判断する。

－ 6-添付 3-2 －添付資料４

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における全域ガス消火設備等の動作に伴う機器等への影響について

添付資料４

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における全域ガス消火設備等の動作に伴う機器等への影響について
1．はじめに
柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉は，「 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」に基づき設置する消火設備として，全域ガス消火設備を設置する。
全域ガス消火設備の消火後及び誤動作時における人体や設備への影響について評価した。

2．使用するハロン系ガスの種類
全域ガス消火設備に使用するハロン系ガスの種類は以下のとおり。
「ハロン 1301」（ブロモトリフルオロメタン：CF 3Br）
「HFC-227ea」（ヘプタフルオロプロパン：CF3 -CHF-CF 3）

3．ハロン系ガスの影響について
3.1．消火後の影響
3.1.1．人体への影響
消火後に発生するガスは，フッ化水素（HF）やフッ化カルボニル（COF2），
臭化水素（HBr）等有毒なものがあるが，消火後の入室時には，ガス濃度の確認
及び防護具を着用するため，人体の影響はない。

－

6-添付 4-1－

3.1.2．設備への影響
全域ガス消火設備のハロゲン化物消火剤が消火後に発生するガスは，電気絶縁性が大きいことから，金属への直接影響は小さい。
また，沸点が低く揮発性が高いため，腐食性物質であるフッ素等の機器等へ残留は少ないことから，機器への影響も小さい。
しかし，仮に，機器等の表面に水分が存在する場合は，腐食性のあるフッ化水素酸を生成することが想定されることから，必要に応じて，ハロン系ガスが放射した機器の不純物検査及び機器の洗浄を行い，不純物による機器への影響がないことを確認する。

3.2．誤動作による影響
3.2.1．人体への影響
・ ハロン 1301 が誤動作した場合の濃度は５％程度であり，これは，ハロン 1301の無毒性最高濃度（NOAEL）と同等の濃度である。
また，ハロン 1301 が誤動作した場合の濃度（５％程度）は，雰囲気中の酸素濃度を低下させる濃度でない（誤動作後の酸素濃度は 20％）ことから，酸欠にもならない。
・ 沸点が-58℃と低いため，直接接触すると凍傷にかかる恐れがあるが，ハロン 1301 の放射ノズルの設置箇所は，高所であり，直接接触の可能性は小さい。
・ HFC-227ea が誤動作した場合の濃度は７％程度であり，これは，HFC-227eaの無毒性最高濃度（NOAEL）と同等の濃度である。
また，HFC-227ea が誤動作した場合の濃度（７％程度）は，雰囲気中の酸素濃度を低下させる濃度でない（誤動作後の酸素濃度は 18～19％）ことから，酸欠にもならない。
・ 沸点が-16.5℃と低いため，直接接触すると凍傷にかかる恐れがあるが，HFC-227ea の放射ノズルの設置箇所は，高所であり，直接接触の可能性は小さい。
以上より，ハロン 1301，HFC-227ea を消火剤とする全域ガス消火設備が誤動作しても，人体への影響はない。

－

6-添付 4-2－

3.2.2．設備への影響
全域ガス消火設備の消火剤であるハロン 1301，HFC-227ea は，電気絶縁性が大きいことから，金属への直接影響は小さい。
また，沸点が低く揮発性が高いため，腐食性物質であるフッ素等の機器等へ残留は少ないことから，機器への影響も小さい。

－

6-添付 4-3－

添付資料５

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における

狭隘な場所へのハロン消火剤の有効性について

添付資料５

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における

狭隘な場所へのハロン消火剤の有効性について
1．はじめに火災区域又は火災区画に対して，全域ガス消火設備による全域消火を実施した場合，ケーブルトレイなどケーブルを多条に布設する等，狭隘な場所が燃焼する場合でも有効であることを示す。

2．ハロン消火剤の有効性
燃焼とは，「ある物質が酸素，または酸素を含む物質と激しく化合して化学反応を起こし，その結果，多量の熱と光を出す現象」とされている。
燃焼には，次の３要素全てが必要となる。
・可燃物があること。
・点火源（熱エネルギー）があること。
・酸素供給源があること。
そして，燃焼を継続するためには，「連鎖反応」が必要である。
ここで，ケーブルトレイ等ケーブルを多条に布設する狭隘な場所での火災が発生し，全域ガス消火設備が動作した状況を想定する。
燃焼しているケーブルは，燃焼を継続するために火災区域又は火災区画内から酸素を取込もうとするが，火災区域又は火災区域内に一定圧力，消炎濃度で放出されたハロン消火剤も酸素とともに取込まれることから，ケーブルは消火される。
逆に，ハロン消火剤とともに酸素も取込まれない場合は、ケーブルの燃焼は継続しない。
なお，全域ガス消火設備は，同じガス系消火設備の窒素ガスや二酸化炭素ガスのように窒息によって消火・消炎するものではなく，化学的に燃焼反応を中断・抑止することで消火することを原理とする。したがって，全域ガス消火設
備は，狭隘部に消火ガスが到達するよりも，火炎まわりに消火ガスが存在すれば消火効果が得られることになる。

－

6-添付 5-1－

添付資料６

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における全域ガス消火設備の消火能力について

添付資料６

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における全域ガス消火設備等の消火能力について
1．はじめに
柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉は，「 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」に基づき設置する消火設備として，ハロン系の消火剤を用いた全域ガス消火設備を設置する。
全域ガス消火設備の消火能力及びガス量の妥当性について，評価を実施した。

2．ハロン 1301 及び HFC-227ea のガス濃度について
2.1．消防法で定められたハロン系ガスの濃度について
消防法施行規則第二十条３号では，全域ガス消火設備における体積１㎥当たりの消火剤の必要量は，ハロン 1301 は 0.32［kg/㎥］，HFC-227ea は 0.55～0.72［kg/㎥］以上と定められている。
上記消火剤を濃度に換算すると，ハロン 1301 は約５％，HFC-227ea は約７％
（消火剤量 0.55kg/㎥の場合）となる。
また，ハロン 1301 のガスの最高濃度は 10%以下とする必要がある ※１ ため，ハロンの設計濃度は５～10%で設計する。
なお，全域ガス消火設備の防護対象区画に開口部があり，開口部に自動閉鎖装置を設けない場合は，消防法施行規則に基づき，開口部面積１㎡当たりハロン 1301 を 2.4［kg］加算する。
HFC-227ea のガスの最高濃度は９%以下とする必要がある ※１ ため，HFC-227eaの設計濃度は７～９%で設計する。
※１

S51.5.22

消防予第６号「ハロン 1301 を使用するハロゲン化物消火設備の取扱い

について」

－

6-添付 6-1－

2.2．ハロン 1301 及び HFC-227ea の消火能力について消火に必要なハロン濃度は 3.4% ※２ であるため，消防法による設計濃度５％では約 1.47 の安全率を有しており，十分に消火能力である。
また，HFC-227ea 濃度は 6.6% ※２ であるため，消防法による設計濃度７％では
約 1.06 の安全率を有しており，十分に消火可能である。
※２ｎ-ヘプタンを用いたカップバーナー法により算出された消炎濃度（H12.3「ハロン代替消火剤の安全基準の確立に係る調査検討報告書」）

3．柏崎刈羽原子力発電所 ６号及び７号炉への適用について
柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉の火災として，油内包機器の漏えい油や電気盤及びケーブル等の火災を想定するが，これらの機器は火力発電所や工場等の一般的な施設等にも設置されているものであり，原子力発電所特有の消火困難な可燃物はない。
よって，消防法に基づいた上記設計濃度で十分に消火可能である。

－

6-添付 6-2－

添付資料７

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における二酸化炭素消火設備（ディーゼル発電機室用）
について

添付資料７

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における二酸化炭素消火設備（ディーゼル発電機室用）について

1．設備概要及び系統構成
火災時に煙の充満により消火が困難となる非常用ディーゼル発電機室・非常用ディーゼル発電機燃料ディタンク室には，二酸化炭素消火設備を設置する。
二酸化炭素消火設備の仕様の概要を表１に，系統概略を図１に示す。
なお，二酸化炭素消火設備の耐震設計については，添付資料３に示す。
表１：二酸化炭素消火設備の仕様の概要
項目

消火剤

消火設備

仕様

消火薬剤

二酸化炭素

消火原理

窒息消火

消火剤の特徴設備に対して無害

適用規格

消防法その他関係法令

火災感知

火災感知器（複数の感知器のうち２系統の動作信号）

放出方式

自動（現場での手動起動も可能な設計とする）

消火方式

全域放出方式

電源

非常用電源として，蓄電池を設置- 6-添付 7-1 -図１二酸化炭素自動消火設備

概要図

2．二酸化炭素消火設備の作動回路
2.1作動回路の概要
火災発生時における二酸化炭素消火設備作動時までの信号の流れを図２に示す。
通常時は自動待機状態としており，複数の感知器が動作した場合は自動起動する。起動条件としては，「煙感知器」及び「熱感知器」が火災感知した場合に，二酸化炭素消火設備が自動起動する設計とし，誤作動防止を図っている。
また，現地（室外）での手動動作による消火設備の起動（ガス噴射）も可能な設計としており，運転員が火災の発生を確認した場合には，早期消火が対応可能な設計とする。

- 6-添付 7-2 -消火タイマー作動換気空調

系統隔離

電磁開放器作動、二酸化炭素放出

現場起動

中央制御室にて警報鳴動

退避アナウンス開始

中央制御室へ連絡

火災感知器作動

火災発生

人による発見

現場手動起動自動起動

図２

火災時の信号の流れ

2.2

二酸化炭素消火設備の系統構成
防護エリアに設置する火災感知器からの信号をそれぞれの制御回路部が受信した後，制御回路部から起動ガス容器ユニットに対して放出電気信号を発信する。
起動ガス容器ユニットでは，放出電気信号を機械的なガス圧信号に変換し，ガス圧信号で機械的に作動する容器弁及び選択弁に放出信号を発信して，二酸化炭素が放出される。
二酸化炭素消火設備の系統構成を図３に示す。

火災感知器

各防護エリア

制御
回路部
・
・
・
制御
回路部

電気
信号

電気
信号

図３

ガス圧信号
起動ガ
ス容器
・
・
・

容器弁

ガスボンベ

起動ガ
ス容器

選択弁

防護エリア

・
・
・
・
選択弁

防護エリア

二酸化炭素消火設備の系統構成
以- 6-添付 7-3 -上添付資料８柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における消火設備の必要容量について

表１：消火設備の必要容量について（６号炉）

消火対象

消火設備種類

Ａ系非常用ディーゼル
発電機室

二酸化炭素

消火剤必要量（消火剤設置量）
1071kg(1080kg)

燃料ディタンク室（Ａ）
Ｂ系非常用ディーゼル
発電機室

二酸化炭素

1084kg(1125kg)

第十九条

火災区画（部屋）の体積×0.8kg/m3

第十九条

火災区画（部屋）の体積×0.9kg/m3

二酸化炭素

1080kg(1080kg)

燃料ディタンク室（Ｃ）
原子炉の安定停止に必要な機器等

火災区画（部屋）の体積×0.8kg/m3
火災区画（部屋）の体積×0.9kg/m3

燃料ディタンク室（Ｂ）
Ｃ系非常用ディーゼル
発電機室

消火剤必要量算出式

消防法施
行規則準
拠条項

火災区画（部屋）の体積×0.8kg/m3

第十九条

火災区画（部屋）の体積×0.9kg/m3

HFC227ea
ハロン1301

対象箇所の体積に応じて設置火災区画（部屋）の体積×0.55以上

第二十条

対象箇所の体積に応じて設置火災区画（部屋）の体積×0.32 kg/m3 第二十条

0.72以下kg/m3

表２：消火設備の必要容量について（７号炉）

消火対象

消火設備種類

Ａ系非常用ディーゼル
発電機室

二酸化炭素

燃料ディタンク室（Ａ）
Ｂ系非常用ディーゼル
発電機室

二酸化炭素

燃料ディタンク室（Ｂ）
Ｃ系非常用ディーゼル
発電機室

二酸化炭素

燃料ディタンク室（Ｃ）
原子炉の安定停止に必要な機器等

HFC227ea
ハロン1301

消火剤必要量算出式

消防法施
行規則準
拠条項

840.8kg(945.0kg)

火災区画（部屋）の体積×0.8kg/m3

第十九条

114.9kg(135.0kg)

火災区画（部屋）の体積×0.9kg/m3

858.4kg(990.0kg)

火災区画（部屋）の体積×0.8kg/m3

131.1kg(135.0kg)

火災区画（部屋）の体積×0.9kg/m3

858.4kg(945.0kg)

火災区画（部屋）の体積×0.8kg/m3

118.9kg(135.0kg)

火災区画（部屋）の体積×0.9kg/m3

対象箇所の体積に応じて設置火災区画（部屋）の体積×0.55以上

対象箇所の体積に応じて設置火災区画（部屋）の体積×0.32 kg/m3 第二十条

消火剤必要量（消火剤設置量）

第十九条

第十九条

第二十条

0.72以下kg/m3

添付資料９柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における消火栓配置図柏崎刈羽原子力発電所６号炉- 6-添付 9-1 -- 6-添付 9-2 -- 6-添付 9-3 -- 6-添付 9-4 -- 6-添付 9-5 -- 6-添付 9-6 -- 6-添付 9-7 -- 6-添付 9-8 -- 6-添付 9-9 -- 6-添付 9-10 -- 6-添付 9-11 -- 6-添付 9-12 -- 6-添付 9-13 -- 6-添付 9-14 -- 6-添付 9-15 -- 6-添付 9-16 -- 6-添付 9-17 -- 6-添付 9-18 -- 6-添付 9-19 -- 6-添付 9-20 -- 6-添付 9-21 -- 6-添付 9-22 -- 6-添付 9-23 -- 6-添付 9-24 -柏崎刈羽原子力発電所７号炉- 6-添付 9-25 -- 6-添付 9-26 -- 6-添付 9-27 -- 6-添付 9-28 -- 6-添付 9-29 -- 6-添付 9-30 -- 6-添付 9-31 -- 6-添付 9-32 -- 6-添付 9-33 -- 6-添付 9-34 -- 6-添付 9-35 -- 6-添付 9-36 -- 6-添付 9-37 -- 6-添付 9-38 -- 6-添付 9-39 -- 6-添付 9-40 -- 6-添付 9-41 -- 6-添付 9-42 -- 6-添付 9-43 -- 6-添付 9-44 -- 6-添付 9-45 -添付資料 10

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における移動式消火設備について

添付資料 10

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における移動式消火設備について
1．設備概要発電所内の火災時の初期消火として，移動式消火設備（化学消防自動車：２台，水槽付消防自動車：１台及び泡消火薬剤備蓄車：１台）を配備している。
化学消防自動車（図１）のうち化学消防自動車 1 号は，水槽と泡消火薬液槽
及び粉末消火設備を有し，水又は水と泡消火薬剤とを混合希釈した泡消火及び粉末消火を可能とする。化学消防自動車 2 号は，水槽と泡消火薬液槽及びハイ
ドロケム消火システムを有し，水又は水と泡消火薬剤とを混合希釈した泡消火及びハイドロケム消火により様々な火災に対応可能である。
なお，泡消火薬剤備蓄車（図２）については，1000 リットルの泡消火薬剤を積載し，かつポリタンクにより 500 リットルの泡消火薬剤（図４）を管理し，早急な化学消防自動車への補給を可能にしている。
また，水槽付消防自動車（図３）については，2000 リットル容量の水槽を有していることから，消火用水の確保が厳しい状況での消火活動に有効である。
これらの移動式消火設備は，消火栓や防火水槽等から給水し，車両に積載しているホースにより約 500m の範囲が消火可能である。
なお，移動式消火設備の操作については，発電所構内の自衛消防センターに
24 時間体制で配置している専属消防車隊にて実施する。

- 6-添付 10-1 -

項目
車種
消火剤
水槽容量

消火剤

薬槽容量

仕様
化学消防自動車

水槽付消防自動車
水，泡水溶液又は，粉末消火剤
1300 リットル（１台につき）泡消火薬剤備蓄車
水

泡消火薬剤（搬送・備蓄）

2000 リットル－

500 リットル－（１台につき）1000 リットル（搬送・備蓄）
ポリタンク 500 リットル（備蓄）

消火原理

冷却，窒息及び連鎖反応の抑制

冷却

－

薬液濃度

３％

－

－

水：消火剤の確保が容易
消火剤の泡水溶液：油火災に極めて有効

水：消火剤の確特徴

粉末消火剤：普通，油，電気火

保が容易

－
災に有効
適用規格

消防法その他関係法令
2000 リットル/min（泡放射につ放水能力

いては，薬液濃度維持のため
1000 リットル/min）

消火設備

放水圧力
ホース長

給水

他関係法令
2000 リット
ル/min
0.85MPa

0.85MPa

20m×25 本

20m×32 本

10m×４本（１台につき）10m×８本防火水槽
ろ過水貯蔵タンク
純水タンク
貯水池

消防法その他関係法令

－

－
－

消火栓
消火栓
水槽への

消防法その

防火水槽
ろ過水貯蔵
タンク
純水タンク
貯水池

- 6-添付 10-2 -

－

図１

図２

化学消防自動車１号（左），化学消防自動車２号（右）泡消火薬剤備蓄車

図４

図３

水槽付消防自動車

泡消火薬剤ポリタンク 500 リットル

- 6-添付 10-3 -添付資料 11

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における

原子炉建屋内のレイアウトと火災時の煙流動について

添付資料 11

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における

原子炉建屋内のレイアウトと火災時の煙流動について

1．概要
柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉の原子炉建屋内で火災が発生した場合，消火困難とならない場所と，火災発生を仮定した場合の煙の挙動評価について以下に示す。

2．原子炉建屋内のレイアウト
柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉における原子炉建屋内の消火困難とならない場
所のレイアウトを，次ページ以降で示す。

- 6-添付 11-1 -（１）７号炉①７号炉原子炉建屋

図２-１
B3FL

②７号炉原子炉建屋

B2FL

７号炉原子炉建屋の断面図

図２-２- 6-添付 11-2 -７号炉原子炉建屋 地下２階
機器ハッチの状況

③７号炉原子炉建屋

B1FL

図２-３

④７号炉原子炉建屋

７号炉原子炉建屋 地下１階
機器ハッチの状況

1FL

図２-４

- 6-添付 11-3 -７号炉原子炉建屋 地下２～地下１階 機器ハッチの状況

⑤７号炉原子炉建屋

2FL⑥７号炉原子炉建屋

3FL

図２-５

⑦７号炉原子炉建屋

4FL- 6-添付 11-4 -７号炉原子炉建屋 ２～３階
機器ハッチの状況

（２）６号炉

図２－６①６号炉原子炉建屋

B3FL

６号炉原子炉建屋の断面図②６号炉原子炉建屋- 6-添付 11-5 -B2FL

③６号炉原子炉建屋

B1Fl④６号炉原子炉建屋

1FL⑤６号炉原子炉建屋

2FL⑥６号炉原子炉建屋

3FL⑦６号炉原子炉建屋

4FL- 6-添付 11-6 -3．原子炉建屋内の通路部における火災発生時の煙の挙動評価
3.1.原子炉建屋排煙設備（１）設備の概要
本設備は，原子炉建屋通路部において火災が発生した場合，原子炉建屋附属棟（非管理区域）に設置する排煙送風機により原子炉建屋内階段室を介して火災エリアに給気し，非常用ガス処理系排風機により主排気筒に排気することで，消火隊のアクセスルートとなる階段室から火災源までのルートを確保し消火活動が困難とならないように煙を制御可能な設計とする。なお，本設備の系統概要図を図 3.1-1 に示す。

図 3.1-1

原子炉建屋排煙設備の系統概要図（原子炉建屋 B1FL 発災時のイメージ）（２）設計方針
原子炉建屋排煙設備は，排煙送風機を原子炉建屋附属棟（非管理区域）に設置し，排煙排風機として非常用ガス処理系排風機を使用し主排気筒から外気へ放出する。
原子炉建屋通路部は周回形状となっており，原子炉建屋内階段室は通路部に対角上に2 箇所設置しており，排煙送風機及び排煙排風機の仕様は下記の通りとなる。
＜排煙送風機＞
・数
量：６号炉 100%容量×２台×２箇所
７号炉 100%容量×２台×２箇所
・定格風量：2000m3 /h/台
＜排煙排風機（非常用ガス処理系排風機）＞
・数
量：６号炉 100%容量×２台
７号炉 100%容量×２台
・定格風量：2000m 3/h/台- 6-添付 11-7 -（３）設備構成①給気設備
給気設備は，排煙送風機，及び，逆止ダンパ，閉止板から構成する。火災発生時においては，非管理区域の空気（外気）を排煙送風機により管理区域階段室に取込み，
対象フロアの閉止板を手動で開閉することにより階段室内に取込んだ外気の給気先を選定し給気を実施する。
なお，給気設備の概要図を図 3.1-2 に示す。

図 3.1-2

原子炉建屋排煙設備の給気設備概要図②排気設備
排気設備は，既設の機器ハッチ及び非常用ガス処理系を流用し煙の排気を実施する。
非常用ガス処理系排風機の吸込み口は原子炉建屋最上階にあることから，排煙送風機
により原子炉建屋内に取込んだ外気は，機器ハッチ開口部を介して，原子炉建屋最上階まで流れ最終的に非常用ガス処理系により主排気筒へ排気される。
また，本設備は，火災発生エリアから上層階へ煙を排気するが，火災発生フロアの上層階に煙が充満した場合においては，消火後に給気対象フロアを上層階に変更することでフロア容積に対する給排気量（換気率）に応じた煙の排気が可能と判断する。

- 6-添付 11-8 -3.2.想定火災及び判定基準（１）想定火災
原子炉建屋通路部の想定火災は，原子炉建屋内への可燃物の持込及び仮置を規制していること，及び，原子炉建屋通路部に設置されている潤滑油内包機器や電動機等の可燃物は耐震性が確保された金属材料の内側に収納されていることから，通路部においてむ
き出しとなっているケーブルの火災を選定する。
原子炉建屋通路部のケーブル火災については，内部火災影響評価ガイドに記載の
NUREG/CR-6850 に基づき，火災源の面積を 0.4m2 とし，HRR は次式で算出する。
QCT ＝0.45・qbs・A [kW]Q CT ：HRR [kW]q bs ：単位面積当たりの HRR [kW]A：火災源の面積
ここで，q bs は保守的に内部火災影響評価ガイド表 B.5 の最大の熱可塑性 PE/PVC ケー
ブルの 589kW/m2 とし，想定火災源の QCT は下記の通り 106kW とし，火災発生直後に 106kWに到達し，一定値に維持されると仮定する。
QCT ＝0.45×589×0.4＝106 [kW]略称）XPE：架橋ポリエチレン，FPXPE：難燃性架橋ポリエチレン，PE：ポリエチレン，
PVC：ポリ塩化ビニル，- 6-添付 11-9 -（２）判定基準
消火活動には火災源までのアクセス性と火災源を把握する視認性が必要と考えられる。ここで，建物内部で火災が発生した場合，火災発生エリアは高温の煙と低温の
外気からの給気とが２層化する傾向にあること，及び，消火活動時には防火服及びマスク等の装備を着用することを考慮すると，消火活動困難とならない指標としては，アクセス性として２層化した「高温層高さ」が一定以上に確保されていること，視認性として一定距離離れた場所から火災源を特定可能な「煙濃度」であることとする。
「高温層高さ」及び「煙濃度」の判定基準は，火災発生時のアクセス性及び視認性に対して装備なしの状態で活動可能な判定基準を定めた NUREG/CR-6850 の中央制御室における火災発生時の当直員の退避基準を準用し下記の通り定める。
「高温層高さ ※1 」＞「1.5m（目線高さ ※2）」
「煙濃度」＜「3 m-1 （発光物体を 1m 以上離れて視認可能な濃度）」
なお，上記判定基準は消防隊員が消火活動のために現場に突入するまでに十分な時間として，火災発生の約 1 時間後における値に対して定義する。

※1：高温高さの定義としては，FDS 解析等の火災解析ソフトにおいて高温層高さの判定に標準的に用いられている M.L. Janssens and H.C. Tran，「Data Reduction of
Room Tests for Zone Model Validation」に定められた下記の式 3.3-1 を用いる。
=( −

=( −
=

( −

)

)

)

=∫

+

=∫

+

=∫

( )
( )

（式 3.3-1）( )ここで，H：天井高さ，zint：高温層高さ，T u：高温層温度，T 1：低温層温度，T(z )：垂直方向の温度分布とする。
※2：NUREG/CR-6850 では平均的な目線高さとして 6ft（1.8m）としているが，本設備
では日本人の平均的な目線高さとして 1.5m を採用する。

- 6-添付 11-10 -3．3．煙の挙動評価（１）評価の概要
本評価は，3.1.に示す原子炉建屋排煙設備を用いて，3.2.に示す想定火災が発生した
場合に判定基準を満足できるかについて評価した。
また，評価手法は，米国火災防護協会（NFPA）の NFPA805，Performance-Based Standard
for Fire Protection for Light-Water Reactor Electric Generating Plants に準拠
し，火災解析は米国原子力規制委員会（NRC）の NUREG1824，Valification and Validationof Selected Fire Models for Nuclear Power Plant Application,及び，NUREG1934，
Nuclear Power Plant Fire Modeling Analysis Guidelines に準拠し実施した。
NUREG1824 及び NUREG1934 においては，各種火災解析コードの妥当性評価として，様々な評価モデルに対して解析結果と実証試験の差異をσ，σ M ，σ E を用いて表 3.3－
1 のように評価しており，各ツールによる解析結果を式 3.3-2 に代入することで，実証試験に基づく評価値を算出することが可能である。
σ：解析偏差因子
σ E：実験結果の相対標準偏差
σ M：解析結果の相対標準偏差
E：実験結果M：解析結果（実証試験に基づく評価値）＝ M／σ± M ×σ M
（式 3.3-2）（２）火災解析コードの選定
表 3.3－1 より，本評価の判定基準となる「高温層高さ HGL(Hot Gas Layer)」及び「煙濃度 Smoke Concentration」に対応可能な解析コードは CFAST，MAGIC，FDS があるが，CFAST 及び MAGIC は 2 層ゾーンモデルであり，本評価では，原子炉建屋通路部のような複雑形状の評価に対し詳細な数値処理ができないため，数値流体力学（CFD，流体の運動方程式をコンピュータにより解く数値解析）を用いた 3 次元的な数値解析が可能な
FDS 解析を用いることとする。
ここで，各火災解析ツールの詳細は下記の通りとなる。
・FDTS：NRC の火災力学ツール
・FIVE-Rev1：米国電力研究所（EPRI）の火災誘起脆弱性評価
・CFAST：米国国立標準技術研究所（NIST）の火災成長及び煙流動統合モデル
・MAGIC：フランス電力公社（EdF）の火災解析コード
・FDS ：NIST の火災力学シミュレータ
また，表 3.3－1 に示す FDS 解析に対する過去の実証試験の妥当性評価結果として，高温層高さに対する検証結果を図 3.3-1 に，煙濃度に対する検証結果を図 3.3-2 に示す。

- 6-添付 11-11 -表 3.3-1 火災解析の妥当性評価結果，NUREG1824，Supp.1

図 3.3-1 高温層高さに関する FDS 解析の検証結果（NUREG1824,Supp.1）

図 3.3-2 煙濃度に関する FDS 解析の検証結果（NUREG1824,Supp.1）- 6-添付 11-12 -（３）原子炉建屋通路部に対する FDS 解析の適用性
原子炉建屋通路部に対し FDS 解析を実施する場合，図 3.3-3 に示すように水平方向に小区画を複数組合せたモデルとなる。水平方向に複数の小区画を組合せたモデルに対する妥当性評価は，図 3.3-1 及び図 3.3-2 に示すように NBS Multi-Room モデルに対し
NUREG1824 及び NUREG1934 にて実施済みの項目である。NBS Multi-Room の評価モデルを
図 3.3-4 に示す。
スプリンクラー作動時間や煙感知器作動時間，輻射熱影響について FDS 解析行う場合
は，ダクトやケーブルトレイ等の干渉物が天井ジェット流や煙・熱の伝播に影響を与えることが考えられるが，本評価で行う高温層高さや煙濃度などの定常状態に対する FDS
解析では，ダクトやケーブルトレイ等の干渉物の影響は，仮想的に空間容積の減少や天井面が低下させることと同じこととなる。
そこで，本評価では，天井面が干渉物の高さまで低下したと仮定し，空間容積を小さくすることで保守的な評価が可能と判断する。
しかしながら，実機の原子炉建屋通路部は機器ハッチにより上下階で繋がっており，
NUREG1824 及び NUREG1934 では垂直方向への煙や熱の伝播に対する妥当性評価については未実施であることから，実証試験を実施することにより適用可能であることを確認した。（実証試験内容は 3.4 項参照）

図 3.3-3

原子炉建屋通路部のモデル化（６号炉 3FL の例）

図 3.3-4

NBS Multi-Room モデル概要図- 6-添付 11-13 -（４）評価モデル選定
６号及び７号炉の原子炉建屋通路部の詳細データを表 3.3-2 及び表 3.3-3 に示す。煙の移送量は，排煙設備の効果に加えて，火災源の発生するプルームの膨張による上下の圧力差と上層の高温層と低温層の空気密度の圧力差による自然排煙の効果が考えられることから，「自然排煙の効果」と「排煙設備の効果」に対し下記のように評価対象エリアを選定する。
①自然排煙の効果に対する評価対象エリア
高温層と低温層の圧力差による煙の移送量 U は上部ハッチ（排煙口）の開口面積 Aと上部ハッチの高さ H に依存する（U∝A√H）と考えられ，最も保守的なエリアとして上部ハッチ面積が最小となる「７号炉 B3FL」とハッチ高さが最小となる「６号炉
B1FL」の２ケースを選定する。
②排煙設備の効果に対する評価対象エリア
排煙設備による煙の掃出し効果に対しては，機械的な空気の流れが支配的となり，排煙の開口面積の影響は小さくなることから，空気の滞留が発生する通路形状が行止りとなる条件において，空間容積が最小となる「7 号炉 2FL」と，階高が最小となる「6 号炉 3FL」の２ケースを選定する。
表 3.3-2階層

7 号炉通路部の詳細データ

上部ハッチ
2

面積 A[m ]

階高
H[m]

空間容積
3

V[m ]

通路
形状

B3FL
B2FL
B1FL
1FL
2FL
3FL

表 3.3-3階層

6 号炉通路部の詳細データ

上部ハッチ
2

面積 A[m ]

階高
H[m]

空間容積
3

V[m ]

B3FL
B2FL
B1FL
1FL
2FL
3FL

- 6-添付 11-14 -通路
形状

図 3.3-5

図 3.3-7

7 号炉 2FL 通路部のモデル

６号炉 3FL 通路部のモデル

図 3.3-6

7 号炉 B3FL 通路部のモデル

図 3.3-8６号炉 B1FL 通路部のモデル- 6-添付 11-15 -（５）評価モデルの妥当性評価①概要
FDS 解析を実施する場合の解析モデルの妥当性評価としては，NUREG1824 より表
3.3-3 に示す正規化パラメータが全て適用範囲内にあることを確認することで実施可能である。
表 3.3-4 正規化パラメータの一覧

火災フルード数

火炎長さ比

天井ジェット距離比

等量比

区画アスペクト比

半径方向比

②評価結果
３．３．（４）にて選定した評価モデルに対して，正規化パラメータの妥当性確認を実施した結果を表 3.3-5 に示す。表 3.3-5 より，全ての評価モデルに対し，正規化パラメータは適用範囲内であることから，評価モデルは FDS 解析に適用可能である。

- 6-添付 11-16 -表 3.3-5項目

7 号炉 2FL モデルに対する正規化パラメータ計算結果

パラメータの式̇̇∗ =火災フルード数- 6-添付 11-17 -= 3.7

天井ジェット̇∗ /− 1.02
1.2-1.7

=

等量比
=

ペクト比

半径方向比

７号炉 2FL

0.2-1.0

距離比

区画メントアス

計算結果

0.4-2.4+

火炎長さ比

適用可能範囲∆̇

0.23 ×
0.23

̇

̇

1
2

0.04-0.6(Natural)̇ (Mechanical)/

0.6-5.7/

0.6-5.7

2.2-5.7- -6-添付6-添付 11-17
11-17 --

７号炉 B3FL

６号炉 3FL

６号炉 B1FL

（６）解析結果
３．３．
（４）の４ケースの評価モデルに対し FDS 解析を実施した結果を表 3.3-6，及び，表 3.3-7 に示す。
①高温層高さ
高温層高さは，排煙設備の有無に関わらず 10 分程度で定常状態となり，いずれの場合においても判定基準を満足する。
②煙濃度
煙濃度は，時間の経過とともに徐々に低下し，消火隊が突入するために十分な時間となる火災発生から 1 時間後では，排煙設備「なし」において，排煙口の開口面積の小さな７号炉 B3FL と６号炉 B1FL で判定基準を満足できないが，排煙設備「あり」においてはいずれのモデルに対しても判定基準を満足する。
以上より，原子炉建屋排煙設備を設置することにより，「高温層高さ」，「煙濃度」
両方の判定基準を満足することから，原子炉建屋通路部において消火活動困難とならない煙の制御が可能となる。
表 3.3-6

FDS 解析結果一覧（７号炉）

判定基準
排煙設備

―

高温層高さ

＞1.5m

煙濃度

＜3m-1

7 号炉 2FLなし

表 3.3-7
―

高温層高さ

＞1.5m

煙濃度

＜3m-1

あり

なし

あり

FDS 解析結果一覧（６号炉）

判定基準
排煙設備

7 号炉 B3FL

6 号炉 3FLなし

6 号炉 B1FL
あり- 6-添付 11-18 -なし

あり3.4 実証試験（１）試験概要
３．４．
（２）に示す試験モデルを用いてケーブル火災を想定した実証試験を実施し，煙の挙動評価を実施した。また，同じ試験モデルに対して実証試験と FDS 解析の結果を評価することにより，NUREG1824 及び NUREG1934 にて未検証となる垂直方向への煙の伝播に対する FDS 解析の妥当性評価を実施した。
（２）試験モデル
試験モデルを図 3.4-1 に示す。試験モデルは垂直方向への煙の伝播を検証するため，
階高 3m の１階層から給気し，１m×１m のハッチを介して階高 5m の２階層から排気す
る構造とする。また，１階層は長手方向に分割することで原子炉建屋通路部を模擬した
1.5m×20m 程度の細長い通路の構造とする。

図 3.4-1

試験モデル概要図（３）試験方法
試験は下記の条件に対して同条件で３回実施した。
①試験条件
・発熱速度 HRR：106KW
・火災源設置高さ：0.9m（台座の高さ）
・排煙風量：2000m 3/h，3000m 3/h②測定項目，測定器
・高温層高さ：温度計（測定高さ：0.3，0.7，1.1，1.5，1.9，2.3，2.7m）
・煙濃度：レーザー検出器（測定高さ：1.1，1.5，1.9，2.3m）- 6-添付 11-19 -（４）試験結果の状況
発熱速度 106kW の火災源に対して，給排気量 2000m3/h を確保することで安定的に煙高さを判定基準 1.5m 以上に確保可能なことを確認した。火災源の着火前／後の試験設備内部の煙の状況を図 3.4-2，及び，図 3.4-3 に示す。

図 3.4-2

試験設備の内部，ハッチ側通路部（着火前）

図 3.4-3

試験設備の内部，ハッチ側通路部（着火後）- 6-添付 11-20 -（５）試験結果と解析結果の評価①高温層高さの評価
垂直方向の温度分布に対する評価結果を図 3.4-4（ 3000m3/h）及び図 3.4-5（ 2000m 3/h）に示す。高温層高さは，排煙量 3000m3/h と 2000m 3/h のどちらの場合においても，FDS
解析は高い精度で試験結果を推測することができた。
また，排煙量 2000m3/h において高温層高さは FDS 解析結果で 1.5m 以上となり，実験結果ではより高い位置に推移していることから，発熱速度 106kW の火災源に対して2000m3/h の排煙量を確保することで，高温層高さの判定基準＞1.5m を満足できることを確認した。

図 3.4-4

垂直方向の温度分布に対する評価結果(3000m3/h)

図 3.4-5

垂直方向の温度分布に対する評価結果(2000m3/h)- 6-添付 11-21 -②煙濃度の評価
垂 直 方 向 の 煙 濃 度 分 布 に 対 す る 評 価 結 果 を 図 3.4-6 （ 3000m3/h ） 及 び 図 3.4-7（2000m3/h）に示す。煙濃度は排煙量 3000m 3/h と 2000m 3/h どちらの場合においても，目線高さ付近（1.1～2.3m）では判定基準を十分下回ることを確認した。
また煙層（排煙量 3000m3 /h：2.0m 以上，排煙量 2000m 3/h：1.5m 以上）の煙濃度に対する解析結果は実験結果に対し保守的な推測をしており，その比率（解析結果／実験結果）は最大でも，2000m3/h の高さ 1.9m 地点で 0.52／0.2＝2.6 倍となり，表 3.31 に示す NUREG1824 の妥当性評価結果のσ＝2.7 と差異がないことを確認した。

図 3.4-6

垂直方向の煙濃度分布に対する評価結果(3000m 3/h)

図 3.4-7

垂直方向の煙濃度分布に対する評価結果(2000m 3/h)

- 6-添付 11-22 -（６）結論原子炉建屋通路部を模擬した垂直方向の煙の伝播を模擬した試験モデルに対し，下
記内容について実証試験により妥当性を確認した。
・106kW のケーブル火災が発生した場合 2000m 3/h の排煙量を確保することで，「高温層高さ」及び「煙濃度」に対し消火活動が困難とならない判定基準を満足できる。
・FDS 解析が「高温層高さ」及び「煙濃度」に対し NUREG1824 で妥当性評価済みの結果とほぼ同等の精度で実現象を推測できる。

- 6-添付 11-23 -3.5 排煙設備の有効性（１）評価概要
排煙設備を原子炉建屋通路部に設置することによる煙制御すること以外の副次的効果として，下記の 2 点について評価を実施した。
・消火活動が困難となる火災の助長（フラッシュオーバー等）が発生しないこと
・建屋内環境を悪化させる一酸化炭素を発生させる不完全燃焼が発生しないこと（２）評価方法
本評価は，３．４．項の実証試験の試験設備を用いて下記の①～③の条件にて試験を実施し，原子炉建屋に設置する排煙設備が火災の助長が発生しないこと，及び，不完全燃焼を発生させないことを確認した。
①火災源
火災源として，ケーブル火災を想定した 106kW に加えて，NUREG/CR-6850 (NRC
2005b)に示される仮置き可燃物火災の設計基準の 98％値である 317kW を設定する。
②給風量
給気量は，酸素供給量の過不足を確認するため，排煙設備の設計給気量 2000m3/h に対し 0m3/h～4000m3 /h の範囲で振った値を設定する。
③測定項目
火災現象の助長がないことの確認として，垂直方向の温度分布を測定し，フラッシュオーバー等が発生する約 500℃程度にならないことを確認する。（温度分布の測定
は，火災源から約 5m 離れた地点の測定を実施。）
また，不完全燃焼による多量の一酸化炭素が発生しないことの確認として，酸素濃度の変化を測定し，酸素濃度低下傾向を確認する。（酸素濃度は排気ダクトの排風機手前で測定を実施。）
表 3.5-1
条件

排煙設備の有効性試験マトリックス

発熱速度[kW]

１
２
３

６
７

測定項目 1

測定項目 2

温度分布

酸素濃度

0
ケーブル火災106４５

給気量[m 3/h]
1000
2000
3000

仮置き可燃物
317

2000
3000
4000

- 6-添付 11-24 -（３）評価結果①温度分布の測定結果
温度分布の測定結果を表 3.5-2 に示す。表 3.5-2 より，仮置き可燃物を想定した発熱速度 317kW に対し，排煙設備の設計給気量の 2 倍の 4000m3 /h により酸素を供給した場合においても，フラッシュオーバーの危険性のある約 500℃より十分低いことから，本排煙設備により消火活動が困難となる火災の助長はないと判断できる。
表 3.5-2条
件

試験条件
発熱速度[kW]１２３

測定結果（床面からの高さ） [℃]

給気量[m 3/h]
0

106

1000
2000

４

3000

５

2000

６
７

高温層の温度測定結果

317

3000
4000

- 6-添付 11-25 -②酸素濃度測定結果
酸素濃度の測定結果を図 3.5-1（発熱速度 106kW）及び図 3.5-2（発熱速度 317kW）に示す。給気量 0m 3/h では酸素濃度は低下傾向となり，給気量 1000m 3/h 以上では酸素濃度は定常状態となる。また，給気量を 2000～4000m3 /h で変化させても酸素濃度は殆ど変化がないことから，給気量を 2000m3/h を確保することで酸欠により一酸化炭素が発生することは殆どないと判断できる。

図 3.5-1

酸素濃度の時間変化（発熱速度 106kW）

図 3.5-2

酸素濃度の時間変化（発熱速度 317kW）- 6-添付 11-26 -添付資料１２

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における安全機能を有する構築物，系統及び機器周辺の可燃物等の状況について

添付資料１２

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における安全機能を有する構築物，系統及び機器周辺の可燃物等の状況について

1．目的
安全機能を有する構築物，系統及び機器を設置する火災区域又は火災区画（以下，「火災区域（区画）」という。）は，基本的には，火災発生時の煙の充満により消火活動が困難となるものとして選定するが，屋外のように火災が発生しても煙が大気へ排気される火災区域（区画），添付資料 11 に示す原子炉建屋に設置する原子炉建屋排煙設備送風機によって排煙される原子炉建屋内の通路に加え，可燃物が少ない火災区域（区画）は，火災発生時，煙の充満により消火活動が困難とならないことから，消火器及び消火栓による消火が可能である。
したがって，安全機能を有する構築物，系統及び機器を設置する火災区域（区画）の現場の状況を確認し，火災発生時の煙の充満により消火活動が困難とならない火災区域及（区画）を選定する。
2. 火災発生時の煙の充満により消火活動が困難とならない火災区域（区画）の可
燃物状況について安全機能を有する構築物，系統及び機器を設置する火災区域（区画）のうち，火災発生時の煙の充満により消火活動が困難とならない火災区域（区画）の現場の状況を以下に示す。

- 6-添付 12-1 -〇6 号炉(1) 炉心流量（DIV-Ⅰ）計装ラック，スクラム地震計（Ⅰ）室
炉心流量（DIV-Ⅰ）計装ラック，スクラム地震計（Ⅰ）室に設置している機器は，計装ラック及び地震観測装置等である。これらは不燃材，難燃材で構成されており，可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で布設している。
また，可燃物管理により火災荷重を低く抑えることから，煙の充満により消火活動が困難とならないため，消火器又は消火栓による消火が可能である。
エリアレイアウト設置されている機器

地震観測装置及び可とう電線管

計装ラック- 6-添付 12-2 -(2)炉心流量（DIV-Ⅳ）計装ラック，スクラム地震計（Ⅳ）室
炉心流量（DIV-Ⅳ）計装ラック，スクラム地震計（Ⅳ）室に設置している機器は，計装ラック及び地震観測装置等である。これらは不燃材，難燃材で構成されており，可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で布設している。
また，可燃物管理により火災荷重を低く抑えることから，煙の充満により消火活動が困難とならないため，消火器又は消火栓による消火が可能である。
エリアレイアウト設置されている機器

計装ラック

地震観測装置及び可とう電線管- 6-添付 12-3 -(3)炉心流量（DIV-Ⅱ）計装ラック，スクラム地震計（Ⅱ）室
炉心流量（DIV-Ⅱ）計装ラック，スクラム地震計（Ⅱ）室に設置している機器は，計装ラック及び地震観測装置等である。これらは不燃材，難燃材で構成されており，可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で布設している。
また，可燃物管理により火災荷重を低く抑えることから，煙の充満により消火活動が困難とならないため，消火器又は消火栓による消火が可能である。
エリアレイアウト設置されている機器

地震観測装置及び可とう電線管

計装ラック- 6-添付 12-4 -(4)炉心流量（DIV-Ⅲ）計装ラック，スクラム地震計（Ⅲ）室，ＣＲＤマスター
コントロール室
炉心流量（DIV-Ⅲ）計装ラック，スクラム地震計（Ⅲ）室，ＣＲＤマスターコントロール室に設置している機器は，計装ラック，空気作動弁及び計器等である。これらは不燃材，難燃材で構成されており，可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で布設している。
また，可燃物管理により火災荷重を低く抑えることから，煙の充満により消火活動が困難とならないため，消火器又は消火栓による消火が可能である。
エリアレイアウト設置されている機器

計装ラック

空気作動弁

- 6-添付 12-5 -

計器（流量計）(5)ＲＨＲ（Ａ）弁室
ＲＨＲ（Ａ）弁室に設置している機器は，電動弁及び電磁弁等である。
これらは不燃材，難燃材で構成されており，可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で布設している。
また，可燃物管理により火災荷重を低く抑えることから，煙の充満により消火活動が困難とならないため，消火器又は消火栓による消火が可能である。
エリアレイアウト設置されている機器

電動弁※当該エリア点検養生中のため，設備全体を掲示できず。

- 6-添付 12-6 -(6)ＲＨＲ（Ｃ）弁室
ＲＨＲ（Ｃ）弁室に設置している機器は，電動弁及び電磁弁等である。
これらは不燃材，難燃材で構成されており，可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で布設している。
また，可燃物管理により火災荷重を低く抑えることから，煙の充満により消火活動が困難とならないため，消火器又は消火栓による消火が可能である。
エリアレイアウト設置されている機器

電動弁及び可とう電線管- 6-添付 12-7 -

電磁弁及び可とう電線管

(7)ＲＨＲ（Ｂ）弁室
ＲＨＲ（Ｂ）弁室に設置している機器は，電動弁及び電磁弁等である。
これらは不燃材，難燃材で構成されており，可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で布設している。
また，可燃物管理により火災荷重を低く抑えることから，煙の充満により消火活動が困難とならないため，消火器又は消火栓による消火が可能である。
エリアレイアウト設置されている機器

電動弁及び可とう電線管- 6-添付 12-8 -

電磁弁及び可とう電線管

(8)ＲＨＲ（Ｃ）配管室
ＲＨＲ（Ｃ）配管室に設置している機器は，電動弁及び電磁弁等である。
これらは不燃材，難燃材で構成されており，可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で布設している。
また，可燃物管理により火災荷重を低く抑えることから，煙の充満により消火活動が困難とならないため，消火器又は消火栓による消火が可能である。
エリアレイアウト設置されている機器

電動弁及び可とう電線管- 6-添付 12-9 -

電磁弁及び可とう電線管

(9)原子炉系（DIV-Ⅲ）計装ラック室
原子炉系（DIV-Ⅲ）計装ラック室に設置している機器は，計装ラック等である。これらは不燃材，難燃材で構成されており，可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で布設している。
また，可燃物管理により火災荷重を低く抑えることから，煙の充満により消火活動が困難とならないため，消火器又は消火栓による消火が可能である。
エリアレイアウト設置されている機器

計装ラック- 6-添付 12-10 -(10) 原子炉系（DIV-Ⅰ）計装ラック室
原子炉系（DIV-Ⅰ）計装ラック室に設置している機器は，計装ラック等である。これらは不燃材，難燃材で構成されており，可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で布設している。
また，可燃物管理により火災荷重を低く抑えることから，煙の充満により消火活動が困難とならないため，消火器又は消火栓による消火が可能である。
エリアレイアウト設置されている機器

計装ラック- 6-添付 12-11 -(11) 原子炉系（DIV-Ⅰ）計装ラック室
原子炉系（DIV-Ⅳ）計装ラック室に設置している機器は，計装ラック等である。これらは不燃材，難燃材で構成されており，可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で布設している。
また，可燃物管理により火災荷重を低く抑えることから，煙の充満により消火活動が困難とならないため，消火器又は消火栓による消火が可能である。
エリアレイアウト設置されている機器

計装ラック- 6-添付 12-12 -(12) 原子炉系（DIV-Ⅰ）計装ラック室
原子炉系（DIV-Ⅱ）計装ラック室に設置している機器は，計装ラック等である。これらは不燃材，難燃材で構成されており，可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で布設している。
また，可燃物管理により火災荷重を低く抑えることから，煙の充満により消火活動が困難とならないため，消火器又は消火栓による消火が可能である。
エリアレイアウト設置されている機器

計装ラック- 6-添付 12-13 -(13) ＡＣペネ，ＲＨＲ配管・弁室
ＡＣペネ，ＲＨＲ配管・弁室に設置している機器は，電動弁，電磁弁及び空気作動弁等である。これらは不燃材，難燃材で構成されており，可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で布設している。
また，可燃物管理により火災荷重を低く抑えることから，煙の充満により消火活動が困難とならないため，消火器又は消火栓による消火が可能である。
エリアレイアウト設置されている機器

空気作動弁及び可とう電線管- 6-添付 12-14 -

電動弁及び可とう電線管

エリアレイアウト

設置されている機器

電動弁，電磁弁及び可とう電線管- 6-添付 12-15 -配管

(14) ＲＨＲ（Ａ）弁室ＲＨＲ（Ａ）弁室に設置している機器は，電動弁等である。これらは不燃材，難燃材で構成されており，可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で布設している。
また，可燃物管理により火災荷重を低く抑えることから，煙の充満により消火活動が困難とならないため，消火器又は消火栓による消火が可能である。
エリアレイアウト設置されている機器

電動弁及び可とう電線管- 6-添付 12-16 -(15) ＲＨＲ（Ｃ）弁室ＲＨＲ（Ｃ）弁室に設置している機器は，電動弁等である。これらは不燃材，難燃材で構成されており，可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で布設している。
また，可燃物管理により火災荷重を低く抑えることから，煙の充満により消火活動が困難とならないため，消火器又は消火栓による消火が可能である。
エリアレイアウト設置されている機器

電動弁及び可とう電線管- 6-添付 12-17 -(16) ＲＨＲ（Ｂ）弁室
ＲＨＲ（Ｂ）弁室に設置している機器は，電動弁等である。これらは不燃材，難燃材で構成されており，可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で布設している。
また，可燃物管理により火災荷重を低く抑えることから，煙の充満により消火活動が困難とならないため，消火器又は消火栓による消火が可能である。
エリアレイアウト設置されている機器

電動弁及び可とう電線管- 6-添付 12-18 -(17) ＤＧ（Ａ）非常用送風機室
ＤＧ（Ａ）非常用送風機室に設置している機器は，送風機及び電動機等である。これらは不燃材，難燃材で構成されており，可燃物としては軸受に潤滑油グリスを使用している。軸受は，不燃材である金属で覆われており設備外部には燃え広がることはない。その他に可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で布設している。
また，可燃物管理により火災荷重を低く抑えることから，煙の充満により消火活動が困難とならないため，消火器又は消火栓による消火が可能である。
エリアレイアウト設置されている機器

送風機及び可とう電線管
送風機及び可とう電線管- 6-添付 12-19 -(18) ＤＧ（Ｃ）非常用送風機室
ＤＧ（Ｃ）非常用送風機室に設置している機器は，送風機及び電動機等である。これらは不燃材，難燃材で構成されており，可燃物としては軸受に潤滑油グリスを使用している。軸受は，不燃材である金属で覆われており設備外部には燃え広がることはない。その他には可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で布設している。
また，可燃物管理により火災荷重を低く抑えることから，煙の充満により消火活動が困難とならないため，消火器又は消火栓による消火が可能である。
エリアレイアウト設置されている機器

送風機及び可とう電線管- 6-添付 12-20 -(19) ＦＰＣ熱交換器室／ＦＰＣ弁室
ＦＰＣ熱交換器室／ＦＰＣ弁室に設置している機器は，熱交換器，電動弁及び計器等である。これらは不燃材，難燃材で構成されており，可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で布設している。
また，可燃物管理により火災荷重を低く抑えることから，煙の充満により消火活動が困難とならないため，消火器又は消火栓による消火が可能である。
エリアレイアウト設置されている機器

熱交換器

電動弁及び可とう電線管- 6-添付 12-21 -計器（流量計）(20) 格納容器所員用エアロック室
格納容器所員用エアロック室に設置している機器は，エアロック，電動及び空気作動弁等である。これらは不燃材，難燃材で構成されており，可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で布設している。
また，可燃物管理により火災荷重を低く抑えることから，煙の充満により消火活動が困難とならないため，消火器又は消火栓による消火が可能である。
エリアレイアウト設置されている機器

エアロック

電動弁及び可とう電線管- 6-添付 12-22 -

空気作動弁及び可とう電線管

(21) ＤＧ（Ｂ）非常用送風機室
ＤＧ（Ｂ）非常用送風機室に設置している機器は，送風機及び電動機等である。これらは不燃材，難燃材で構成されており，可燃物としては軸受に潤滑油グリスを使用している。軸受は，不燃材である金属で覆われており設備外部には燃え広がることはない。その他に可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で布設している。
また，可燃物管理により火災荷重を低く抑えることから，煙の充満により消火活動が困難とならないため，消火器又は消火栓による消火が可能である。
エリアレイアウト設置されている機器

送風機及び可とう電線管- 6-添付 12-23 -(22) ＭＳＩＶ・ＳＲＶラッピング室
ＭＳＩＶ・ＳＲＶラッピング室に設置している機器は，空気作動弁及びＳＲＶ（予備品）等である。これらは不燃材，難燃材で構成されており，可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で布設している。
また，可燃物管理により火災荷重を低く抑えることから，煙の充満により消火活動が困難とならないため，消火器又は消火栓による消火が可能である。
エリアレイアウト設置されている機器

ＳＲＶ（予備品）※停止中のため全数取外し仮置き中- 6-添付 12-24 -

空気作動弁及び可とう電線管

(23) ダストモニタ（Ｂ）室ダストモニタ（Ｂ）室に設置している機器は，ダスト放射線モニタ，ダストサンプラ，電磁弁及び計器等である。これらは不燃材，難燃材で構成されており，可燃物としてはダストサンプラ軸受に潤滑油グリスを使用している。軸受は，不燃材である金属で覆われており設備外部には燃え広がることはない。その他に可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で布設している。
また，可燃物管理により火災荷重を低く抑えることから，煙の充満により消火活動が困難とならないため，消火器又は消火栓による消火が可能である。
エリアレイアウト設置されている機器

ダストサンプラ及び可とう電線管

電磁弁- 6-添付 12-25 -計器（圧力検出器）

(24) ＤＧ（Ａ）／Ｚ送風機室
ＤＧ（Ａ）／Ｚ送風機室に設置している機器は，送風機，電動機及び空気作動弁等である。これらは不燃材，難燃材で構成されており，可燃物としては軸受に潤滑油グリスを使用している。軸受は，不燃材である金属で覆われており設備外部には燃え広がることはない。その他に可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で布設している。
また，可燃物管理により火災荷重を低く抑えることから，煙の充満により消火活動が困難とならないため，消火器又は消火栓による消火が可能である。
エリアレイアウト設置されている機器

電動機及び可とう電線管- 6-添付 12-26 -

空気作動弁

(25) ＤＧ（Ｃ）／Ｚ送風機室
ＤＧ（Ｃ）／Ｚ送風機室に設置している機器は，送風機，電動機及び空気作動弁等である。これらは不燃材，難燃材で構成されており，可燃物としては軸受に潤滑油グリスを使用している。軸受は，不燃材である金属で覆われており設備外部には燃え広がることはない。その他に可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で布設している。
また，可燃物管理により火災荷重を低く抑えることから，煙の充満により消火活動が困難とならないため，消火器又は消火栓による消火が可能である。
エリアレイアウト設置されている機器

電動機及び可とう電線管- 6-添付 12-27 -

空気作動弁

(26) ＲＣＷ（Ｃ）サージタンク室
ＲＣＷ（Ｃ）サージタンク室に設置している機器は，タンク，送風機，電動機及び空気作動弁等である。これらは不燃材，難燃材で構成されており，可燃物としては軸受に潤滑油グリスを使用している。軸受は，不燃材である金属で覆われており設備外部には燃え広がることはない。その他に可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で布設している。
また，可燃物管理により火災荷重を低く抑えることから，煙の充満により消火活動が困難とならないため，消火器又は消火栓による消火が可能である。
エリアレイアウト設置されている機器

サージタンク

電動機及び可とう電線管- 6-添付 12-28 -空気作動弁及び可とう電線管

(27) ＤＧ排気管（Ｃ）室（４Ｆ）
ＤＧ排気管（Ｃ）室に設置している機器は，配管及び計器等である。これらは不燃材，難燃材で構成されており，可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で布設している。
また，可燃物管理により火災荷重を低く抑えることから，煙の充満により消火活動が困難とならないため，消火器又は消火栓による消火が可能である。
エリアレイアウト設置されている機器

配管

計器（温度検出器）及び可とう電線管- 6-添付 12-29 -(28) Ｂ系ＨＰＩＮ窒素ガスボンベラック・ＲＣＷ（Ｂ）サージタンク室
Ｂ系ＨＰＩＮ窒素ガスボンベラック・ＲＣＷ（Ｂ）サージタンク室に設置している機器は，タンク，送風機，電動機，空気作動弁及び計器等である。これらは不燃材，難燃材で構成されており，可燃物としては軸受に潤
滑油グリスを使用している。軸受は，不燃材である金属で覆われており設
備外部には燃え広がることはない。その他に可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で布設している。
また，可燃物管理により火災荷重を低く抑えることから，煙の充満により消火活動が困難とならないため，消火器又は消火栓による消火が可能である。
エリアレイアウト設置されている機器

サージタンク電動機- 6-添付 12-30 -

電動弁

(29) Ａ系非常用送風機室
Ａ系非常用送風機室に設置している機器は，送風機及び電動機等である。
これらは不燃材，難燃材で構成されており，可燃物としては軸受に潤滑油グリスを使用している。軸受は，不燃材である金属で覆われており設備外部には燃え広がることはない。その他に可燃物は設置しておらず，ケーブ
ルは電線管及び金属製の可とう電線管で布設している。
また，可燃物管理により火災荷重を低く抑えることから，煙の充満により消火活動が困難とならないため，消火器又は消火栓による消火が可能である。
エリアレイアウト設置されている機器

送風機及び電動機- 6-添付 12-31 -(30) 配管室
配管室に設置している機器は，配管及び電動弁等である。これらは不燃材，難燃材で構成されており，可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線
管及び金属製の可とう電線管で布設している。
また，可燃物管理により火災荷重を低く抑えることから，煙の充満により消火活動が困難とならないため，消火器又は消火栓による消火が可能である。
エリアレイアウト設置されている機器

配管

電動弁及び可とう電線管- 6-添付 12-32 -〇7 号炉(1) 炉心流量（DIV-Ⅲ）計装ラック，感震器（Ｃ）室，ＣＲＤマスターコントロ
ール室
炉心流量（DIV-Ⅲ）計装ラック，感震器（Ｃ）室，ＣＲＤマスターコン
トロール室に設置している機器は，計装ラック，計器及び空気作動弁等である。これらは不燃材，難燃材で構成されており，可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で布設している。
また，可燃物管理により火災荷重を低く抑えることから，煙の充満により消火活動が困難とならないため，消火器又は消火栓による消火が可能である。
エリアレイアウト設置されている機器

計器（流量計）

計装ラック

空気作動弁

- 6-添付 12-33 -(2)炉心流量（DIV-Ⅱ）計装ラック，感震器（Ｂ）室
炉心流量（DIV-Ⅱ）計装ラック，感震器（Ｂ）室に設置している機器は，計装ラック等である。これらは不燃材，難燃材で構成されており，可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で布設している。
また，可燃物管理により火災荷重を低く抑えることから，煙の充満により消火活動が困難とならないため，消火器又は消火栓による消火が可能である。
エリアレイアウト設置されている機器

計装ラック- 6-添付 12-34 -(3)炉心流量（DIV-Ⅰ）計装ラック，感震器（Ａ）室
炉心流量（DIV-Ⅰ）計装ラック，感震器（Ａ）室に設置している機器は，計装ラック等である。これらは不燃材，難燃材で構成されており，可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で布設している。
また，可燃物管理により火災荷重を低く抑えることから，煙の充満により消火活動が困難とならないため，消火器又は消火栓による消火が可能である。
エリアレイアウト設置されている機器

計装ラック及び地震観測装置- 6-添付 12-35 -(4)ＲＨＲ（Ａ）弁室
ＲＨＲ（Ａ）弁室に設置している機器は，電動弁等である。これらは不燃材，難燃材で構成されており，可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で布設している。
また，可燃物管理により火災荷重を低く抑えることから，煙の充満により消火活動が困難とならないため，消火器又は消火栓による消火が可能である。
エリアレイアウト設置されている機器

電動弁及び可とう電線管- 6-添付 12-36 -(5)

ＲＨＲ（Ｃ）弁室
ＲＨＲ（Ｃ）弁室に設置している機器は，電動弁等である。これらは不燃材，難燃材で構成されており，可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で布設している。
また，可燃物管理により火災荷重を低く抑えることから，煙の充満により消火活動が困難とならないため，消火器又は消火栓による消火が可能である。
エリアレイアウト設置されている機器

電動弁及び可とう電線管- 6-添付 12-37 -(6)ＲＨＲ（Ｂ）弁室
ＲＨＲ（Ｂ）弁室に設置している機器は，電動弁等である。これらは不燃材，難燃材で構成されており，可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で布設している。
また，可燃物管理により火災荷重を低く抑えることから，煙の充満により消火活動が困難とならないため，消火器又は消火栓による消火が可能である。
エリアレイアウト設置されている機器

電動弁及び可とう電線管- 6-添付 12-38 -(7)原子炉系（DIV-Ⅰ）計装ラック室
原子炉系（DIV-Ⅰ）計装ラック室に設置している機器は，計装ラック及び計器等である。これらは不燃材，難燃材で構成されており，可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で布設している。
また，可燃物管理により火災荷重を低く抑えることから，煙の充満により消火活動が困難とならないため，消火器又は消火栓による消火が可能である。
エリアレイアウト設置されている機器

計器（圧力計）計装ラック- 6-添付 12-39 -(8)原子炉系（DIV-Ⅲ）計装ラック室
原子炉系（DIV-Ⅲ）計装ラック室に設置している機器は，計装ラック及び計器等である。これらは不燃材，難燃材で構成されており，可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で布設している。
また，可燃物管理により火災荷重を低く抑えることから，煙の充満により消火活動が困難とならないため，消火器又は消火栓による消火が可能である。
エリアレイアウト設置されている機器

計装ラック

計器（圧力計）- 6-添付 12-40 -(9)原子炉系（DIV-Ⅲ）計装ラック室
原子炉系（DIV-Ⅱ）計装ラック室に設置している機器は，計装ラック等である。これらは不燃材，難燃材で構成されており，可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で布設している。
また，可燃物管理により火災荷重を低く抑えることから，煙の充満により消火活動が困難とならないため，消火器又は消火栓による消火が可能である。
エリアレイアウト設置されている機器

計装ラック- 6-添付 12-41 -(10) 原子炉系（DIV-Ⅲ）計装ラック室
原子炉系（DIV-Ⅳ）計装ラック室に設置している機器は，計装ラック及びエリアモニタ等である。これらは不燃材，難燃材で構成されており，可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で布設している。
また，可燃物管理により火災荷重を低く抑えることから，煙の充満により消火活動が困難とならないため，消火器又は消火栓による消火が可能である。
エリアレイアウト設置されている機器

計装ラック

エリアモニタ- 6-添付 12-42 -(11) 弁・配管室
弁・配管室に設置している機器は，電動弁及び空気作動弁等である。これらは不燃材，難燃材で構成されており，可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で布設している。
また，可燃物管理により火災荷重を低く抑えることから，煙の充満により消火活動が困難とならないため，消火器又は消火栓による消火が可能である。
エリアレイアウト設置されている機器

電動弁，空気作動弁及び可とう電線管- 6-添付 12-43 -エリアレイアウト

設置されている機器

配管及び電線管

電動弁及び可とう電線管- 6-添付 12-44 -(12) 弁室
弁室に設置している機器は，電動弁等である。これらは不燃材，難燃材で構成されており，可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で布設している。
また，可燃物管理により火災荷重を低く抑えることから，煙の充満により消火活動が困難とならないため，消火器又は消火栓による消火が可能である。
エリアレイアウト設置されている機器

電動弁及び可とう電線管- 6-添付 12-45 -(13) ＲＨＲ（Ａ）弁室ＲＨＲ（Ａ）弁室に設置している機器は，電動弁及び空気作動弁等である。これらは不燃材，難燃材で構成されており，可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で布設している。
また，可燃物管理により火災荷重を低く抑えることから，煙の充満により消火活動が困難とならないため，消火器又は消火栓による消火が可能である。
エリアレイアウト設置されている機器

電動弁及び可とう電線管- 6-添付 12-46 -(14) ＲＨＲ（Ｃ）弁室ＲＨＲ（Ｃ）弁室に設置している機器は，電動弁及び空気作動弁等である。これらは不燃材，難燃材で構成されており，可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で布設している。
また，可燃物管理により火災荷重を低く抑えることから，煙の充満により消火活動が困難とならないため，消火器又は消火栓による消火が可能である。
エリアレイアウト設置されている機器

電動弁及び可とう電線管- 6-添付 12-47 -(15) ＲＨＲ（Ｂ）弁室
ＲＨＲ（Ｂ）弁室に設置している機器は，電動弁及び空気作動弁等である。これらは不燃材，難燃材で構成されており，可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で布設している。
また，可燃物管理により火災荷重を低く抑えることから，煙の充満により消火活動が困難とならないため，消火器又は消火栓による消火が可能である。
エリアレイアウト設置されている機器

電動弁及び可とう電線管- 6-添付 12-48 -(16) ＳＧＴＳモニタ室
ＳＧＴＳモニタ室に設置している機器は，計装ラック，放射線モニタ及びサンプルポンプ等である。これらは不燃材，難燃材で構成されており，可燃物としては軸受に潤滑油グリスを使用している。軸受は，不燃材である金属で覆われており設備外部には燃え広がることはない。その他に可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で布設している。
また，可燃物管理により火災荷重を低く抑えることから，煙の充満により消火活動が困難とならないため，消火器又は消火栓による消火が可能である。
エリアレイアウト設置されている機器

計装ラック及びサンプルポンプ

放射線モニタ及び可とう電線管- 6-添付 12-49 -(17) ＤＧ（Ａ）非常用送風機室
ＤＧ（Ａ）非常用送風機室に設置している機器は，送風機及び電動機等である。これらは不燃材，難燃材で構成されており，可燃物としては軸受に潤滑油グリスを使用している。軸受は，不燃材である金属で覆われており設備外部には燃え広がることはない。その他に可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で布設している。
また，可燃物管理により火災荷重を低く抑えることから，煙の充満により消火活動が困難とならないため，消火器又は消火栓による消火が可能である。
エリアレイアウト設置されている機器

非常用送風機- 6-添付 12-50 -(18) ＩＡ・ＨＰＩＮペネ室
ＩＡ・ＨＰＩＮペネ室に設置している機器は，配管及び空気作動弁等である。これらは不燃材，難燃材で構成されており，可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で布設している。
また，可燃物管理により火災荷重を低く抑えることから，煙の充満により消火活動が困難とならないため，消火器又は消火栓による消火が可能である。
エリアレイアウト設置されている機器

空気作動弁及び可とう電線管- 6-添付 12-51 -配管

(19) ＤＧ（Ｃ）非常用送風機室
ＤＧ（Ｃ）非常用送風機室に設置している機器は，送風機及び電動機等である。これらは不燃材，難燃材で構成されており，可燃物としては軸受に潤滑油グリスを使用している。軸受は，不燃材である金属で覆われており設備外部には燃え広がることはない。その他に可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で布設している。
また，可燃物管理により火災荷重を低く抑えることから，煙の充満により消火活動が困難とならないため，消火器又は消火栓による消火が可能である。
エリアレイアウト設置されている機器

非常用送風機- 6-添付 12-52 -(20) ＤＧ（Ｂ）非常用送風機室
ＤＧ（Ｂ）非常用送風機室に設置している機器は，送風機及び電動機等である。これらは不燃材，難燃材で構成されており，可燃物としては軸受に潤滑油グリスを使用している。軸受は，不燃材である金属で覆われており設備外部には燃え広がることはない。その他に可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で布設している。
また，可燃物管理により火災荷重を低く抑えることから，煙の充満により消火活動が困難とならないため，消火器又は消火栓による消火が可能である。
エリアレイアウト設置されている機器

非常用送風機- 6-添付 12-53 -(21) ＤＧ（Ａ）／Ｚ送風機室
ＤＧ（Ａ）／Ｚ送風機室に設置している機器は，送風機，電動機及び空気作動弁等である。これらは不燃材，難燃材で構成されており，可燃物としては軸受に潤滑油グリスを使用している。軸受は，不燃材である金属で覆われており設備外部には燃え広がることはない。その他に可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で布設している。
また，可燃物管理により火災荷重を低く抑えることから，煙の充満により消火活動が困難とならないため，消火器又は消火栓による消火が可能である。
エリアレイアウト設置されている機器

送風機，電動機及び可とう電線管- 6-添付 12-54 -

空気作動弁

(22) ＣＡＭＳ（Ａ）室ＣＡＭＳ（Ａ）室に設置している機器は，計装ラック及び計器等である。
これらは不燃材，難燃材で構成されており，可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で布設している。
また，可燃物管理により火災荷重を低く抑えることから，煙の充満により消火活動が困難とならないため，消火器又は消火栓による消火が可能である。
エリアレイアウト設置されている機器

計装ラック

計器

- 6-添付 12-55 -(23) ＣＡＭＳ（Ｂ）室
ＣＡＭＳ（Ｂ）室に設置している機器は，計装ラック及び計器等である。
これらは不燃材，難燃材で構成されており，可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で布設している。
また，可燃物管理により火災荷重を低く抑えることから，煙の充満により消火活動が困難とならないため，消火器又は消火栓による消火が可能である。
エリアレイアウト設置されている機器

計装ラック

計器

- 6-添付 12-56 -(24) ＳＧＴＳ配管室
ＳＧＴＳ配管室に設置している機器は，電動弁，空気作動弁及び計器等である。これらは不燃材，難燃材で構成されており，可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で布設している。
また，可燃物管理により火災荷重を低く抑えることから，煙の充満により消火活動が困難とならないため，消火器又は消火栓による消火が可能である。
エリアレイアウト設置されている機器

電動弁及び可とう電線管

空気作動弁及び可とう電線管- 6-添付 12-57 -(25) Ｈｘ／Ａ（Ａ）非常用送風機室
Ｈｘ／Ａ（Ａ）非常用送風機室に設置している機器は，送風機及び電動機等である。これらは不燃材，難燃材で構成されており，可燃物としては軸受に潤滑油グリスを使用している。軸受は，不燃材である金属で覆われており設備外部には燃え広がることはない。その他に可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で布設している。
また，可燃物管理により火災荷重を低く抑えることから，煙の充満により消火活動が困難とならないため，消火器又は消火栓による消火が可能である。
エリアレイアウト設置されている機器

送風機，電動機及び可とう電線管- 6-添付 12-58 -(26) Ｃ／Ｂ計測制御電源盤区域（Ａ）送風機室
Ｃ／Ｂ計測制御電源盤区域（Ａ）送風機室に設置している機器は，送風機，電動機及び空気作動弁等である。これらは不燃材，難燃材で構成されており，可燃物としては軸受に潤滑油グリスを使用している。軸受は，不燃材である金属で覆われており設備外部には燃え広がることはない。その他に可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で布設している。
また，可燃物管理により火災荷重を低く抑えることから，煙の充満により消火活動が困難とならないため，消火器又は消火栓による消火が可能である。
エリアレイアウト設置されている機器

送風機，電動機及び可とう電線管- 6-添付 12-59 -

空気作動弁

資料７
柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における火災防護対象機器等の系統分離について
1．概要
柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉においては，以下の要求事項を考慮し，火災防護対象機器及び火災防護対象ケーブル（以下，「火災防護対象機器等」という。）の重要度に応じ，それらを設置する火災区域又は火災区画（以下，「火災区域（区画）」という。）内の火災及び隣接する火災区域（区画）における火災による影響に対して，「火災の影響を軽減する」ための対策を講じる。

2．要求事項火災防護対象機器等の系統分離は，「 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」（以下，「火災防護に係る審査基準」という。）の「2.3 火
災の影響軽減」に基づき実施することが要求されている。

「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」（抜粋）
2.2

火災の影響軽減2.3.1 安全機能を有する構築物、系統及び機器の重要度に応じ、それらを設置する火災区
域又は火災区画内の火災及び隣接する火災区域又は火災区画における火災による影響に対し、以下の各号に掲げる火災の影響軽減のための対策を講じた設計であること。
(1) 原子炉の高温停止及び低温停止に係わる安全機能を有する構築物、系統及び機器を設置する火災区域については、3 時間以上の耐火能力を有する耐火壁によって他の火災区域から分離すること。

- 7-1 -

(2) 原子炉の高温停止及び低温停止に係る安全機能を有する構築物、系統及び機器は、
その相互の系統分離及びこれらに関連する非安全系のケーブルとの系統分離を行うために、火災区画内又は隣接火災区画間の延焼を防止する設計であること。
具体的には、火災防護対象機器及び火災防護対象ケーブルが次に掲げるいずれかの要件を満たしていること。
a.

互いに相違する系列の火災防護対象機器及び火災防護対象ケーブルについて、互いの系列間が 3 時間以上の耐火能力を有する隔壁等で分離されていること。

b.

互いに相違する系列の火災防護対象機器及び火災防護対象ケーブルについて、互いの系列間の水平距離が 6ｍ以上あり、かつ、火災感知設備及び自動消火設備が当該火災区画に設置されていること。この場合、水平距離間には仮置きするものを含め可燃性物質が存在しないこと。

c.

互いに相違する系列の火災防護対象機器及び火災防護対象ケーブルについて、互いの系列間が１時間の耐火能力を有する隔壁等で分離されており、かつ、火災感知設備及び自動消火設備が当該火災区画に設置されていること。

- 7-2 -

3．火災防護対象機器等の選定
火災防護に係る審査基準の「2.3 火災の影響軽減」では，原子炉施設内のいかなる火災によっても，安全保護系及び原子炉停止系の作動が要求される場合には，火災による影響を考慮しても，多重化されたそれぞれの系統が同時に機能を失うことなく，原子炉を高温停止及び低温停止できることを求め，また，原子炉の高温停止及び低温停止に係る安全機能を有する構築物，系統及び機器の重要度に応じて，「その相互の系統分離」を要求している。
火災が発生しても，原子炉を高温停止及び低温停止するためには，プロセスを監視しながら原子炉を停止し，冷却を行うことが必要である。
このため，原子炉の安全停止に必要な機能について，「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」より抽出し，これらの機能に対し，火災によってこれらの機能に影響を及ぼす系統，及びこれらの系統に対する「原子炉の安全停止に必要な機器」を，資料２「柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉における原子炉の安全停止に必要な機器の選定について」で選定する。
なお，上記で選定された機器が「火災防護対象機器」，火災防護対象機器を駆動若しくは制御するケーブル（電源盤や制御盤を含む）が「火災防護対象ケーブル」となる。

- 7-3 -

4．相互の系統分離の考え方
原子炉の高温停止及び低温停止に係る安全機能を有する構築物，系統及び機器における「その相互の系統分離」を行う際には，単一火災（任意の一つの火災区域で発生する火災）の発生によって，相互に分離された安全系区分のすべての安全機能が喪失することのないよう，原則，安全系区分Ⅰ・Ⅱの境界を火災区域の境界として３時間以上の耐火能力を有する耐火壁・隔壁等で分離する。
すなわち，安全系区分Ⅰの機器等を設置する区域を火災区域として３時間以上の耐火能力を有する耐火壁・隔壁等で囲う。（図 7-1）
なお，以下については，単一火災によってお互いが同時に機能喪失しないよう，互いに３時間以上の耐火能力を有する隔壁等で火災区域として分離する。
・ 中央制御室と制御室外原子炉停止装置室（単一火災による制御室機能の同時喪失の防止）区分Ⅰ・Ⅱの境界を火災区域の境界として３時間以上の耐火能力を有する隔壁等
で分離

単一火災によっても
区分Ⅰ・Ⅱが同時に機能喪失することを回避し、高温停止・
低温停止を達成

安全系区分

区分Ⅰ

区分Ⅱ

区分Ⅲ※

高温停止

原子炉隔離時冷却系[RCIC]

高圧炉心注水系(B)[HPCF(B)]

高圧炉心注水系(C)[HPCF(C)]

低温停止

自動減圧系(A)[SRV(ADS(A))]

自動減圧系(B)[SRV(ADS(B))]－

残留熱除去系(A)[RHR(A)]

残留熱除去系(B)[RHR(B)]

残留熱除去系(C)[RHR(C)]

原子炉補機冷却水系(A)[RCW(A)]

原子炉補機冷却水系(B)[RCW(B)]

原子炉補機冷却水系(C)[RCW(C)]

原子炉補機冷却海水系(A)[RSW(A)]

原子炉補機冷却海水系(B)[RSW(B)]

原子炉補機冷却海水系(C)[RSW(C)]

非常用ディーゼル発電機(A)[DG(A)]

非常用ディーゼル発電機(B)[DG(B)]

非常用ディーゼル発電機(C)[DG(C)]

非常用交流電源(C)系

非常用交流電源(D)系

非常用交流電源(E)系

非常用直流電源(A)系

非常用直流電源(B)系

非常用直流電源(C)系

動力電源※ 区分Ⅲ機器のうち、DG(C)の監視制御盤、RCW(C)のサージタンク水位計等、一部の機器は区分Ⅰ側の火災区域に設置

図 7-1：３時間耐火能力を有する隔壁等による系統分離の概要- 7-4 -

5．火災の影響軽減対策
火災防護に係る審査基準の「2.3 火災の影響軽減」(1)及び(2)a.では，「原子炉の高温停止及び低温停止に関わる安全機能を有する構築物，系統及び機器を設置する火災区域」及び「互いに相違する系列の火災防護対象機器等の系列
間」を，３時間以上の耐火能力を有する耐火壁又は隔壁等により分離することが要求されている。
柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉では，相互の系統分離が必要な箇所についてはすべて「３時間以上の耐火能力を有する耐火壁又は隔壁等」により分離することとしている。柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉実施する「３時間以上の耐火能力を有する耐火壁又は隔壁等」を以下に示す。（図 7-2）
なお，以下に示す以外の耐火壁及び隔壁等についても，火災耐久試験により３時間以上の耐火性能が確認できたものは，「 ３時間以上の耐火能力を有する耐火壁又は隔壁等」として使用する設計とする。（添付資料１）

図 7-2：火災の影響軽減対策の全体イメージ- 7-5 -

5.1．火災区域を構成する耐火壁
火災区域は，３時間以上の耐火性能を有する耐火壁（壁，貫通部シール，扉及びダンパ）（添付資料２）で分離する。
耐火壁のうち，コンクリート壁については，建築基準法を参考に国内の既往の文献より確認した結果，３時間耐火に必要な最小壁厚以上の壁厚が確保されていることを確認した。
貫通部シール，扉及びダンパについては，火災耐久試験により３時間以上の耐火性能を確認できたものを使用する。
なお，耐火壁等の設置に係る現場施工においては，火災耐久試験の試験体仕様に基づき，耐火性能を確保するために必要な施工方法及び検査項目を定める。

5.2．互いに相違する系列の火災防護対象機器等を分離する耐火壁等
互いに相違する系列の火災防護対象機器等は，火災耐久試験により３時間以上の耐火能力を確認した隔壁等（ラッピング材等。添付資料２参照）で系統分離する。主な隔壁等の対策箇所については，資料３の添付資料２に示す。

- 7-6 -

6．中央制御盤の火災の影響軽減対策
6.1．中央制御盤内の分離対策
中央制御盤内のスイッチ等については，以下に示す分離対策を実施する。
a. 離隔距離等による分離
中央制御盤の火災防護対象機器及び火災防護対象ケーブルである操作
スイッチ及びケーブルは，IEEE384-1992 に基づく分離対策を実施するとともに，火災を発生させて近接する他の構成部品に火災の影響がないことを確認した実証試験の結果に基づき，以下に示す分離対策を講じる。
（添付資料３）(a) 制御盤は厚さ 3.2mm 以上の金属製筐体で覆う。
(b) 安全系異区分が混在する制御盤内では，区分間に厚さ 3.2mm 以上の金
属製バリアを設置するとともに盤内配線ダクトの離隔距離を３cm 以(c)(d)

上確保する。
安全系異区分が混在する制御盤内にある操作スイッチは，厚さ 1.6mm
以上の金属製筐体で覆う。
安全系異区分が混在する制御盤内にある配線は，金属製バリアにより覆う。

図 7-3：中央制御盤内のバリア状況- 7-7 -

b. 火災感知設備
安全系異区分が混在する中央制御室の制御盤，中央制御室のみで監視可
能な火災防護対象計器を設置する制御盤の盤内には，制御盤内の火災の早期感知のため，高感度の煙感知器を設置する。（資料５添付資料３）

c. 消火設備
中央制御盤の制御盤内の火災については，電気機器への影響がない,二酸化炭素消火器を使用して，運転員による消火を行う。
運転員による制御盤内の火災に対する二酸化炭素消火器による消火の概要を図 7-5 に示す。

図 7-4：中央制御室について- 7-8 -

火災が発生した場合，運転員は受信機盤により，火災が発生している区画を特定する。消火活動は２名で行い，１名は，直ちに至近の二酸化炭素
消火器を準備し，火災発生個所に対して，消火活動を行う。もう１名は，予備の二酸化炭素消火器の準備等を行う。
制御盤内での消火活動を行う場合は，セルフエアマスクを装着して消火活動を行う。
なお，中央制御室主盤・大型表示盤エリア及び中央制御室裏盤エリアへの移動は，距離が短いことから，短時間で移動して，速やかに消火活動を実施する。

図 7-5：運転員による制御盤内の火災に対する消火の概要
二酸化炭素消火器を閉鎖された空間で使用する場合は，二酸化炭素濃度が上昇すると共に酸素濃度が低下するおそれがある。従って，運転員に対して二酸化炭素消火器の取扱いに関する教育並びに訓練を行うとともに，制御盤内で消火活動を行う場合は，セルフエアマスクを装着する等消火手順を定める。

- 7-9 -

6.2． 火災の影響軽減対策への適合について
中央制御盤には，火災防護対象機器等が配置されていることから，火災防護に係る審査基準の「2.3 火災の影響軽減」で要求される火災の影響軽減対策が必要である。
このため，「2.3 火災の影響軽減」への適合性を以下に評価した。

火災防護に係る審査基準

2.3.1(2)a. 互いに相違する系列の火災防護対象機器及び火災防護対象ケーブルについて、互いの系列間が 3 時間以上の耐火能力を有する隔壁等で分離されていること。
b. 互いに相違する系列の火災防護対象機器及び火災防護対象ケーブルについて、互いの系列間の水平距離が 6ｍ以上あり、かつ、火災感知設備及び自動消火設備が当該火災区画に設置されていること。この場合、水平距離間には仮置きするものを含め
可燃性物質が存在しないこと。
c. 互いに相違する系列の火災防護対象機器及び火災防護対象ケーブルについて、互いの系列間が１時間の耐火能力を有する隔壁等で分離されており、かつ、火災感知設
備及び自動消火設備が当該火災区画に設置されていること。

- 7-10 -6.2.1．中央制御室の操作機能に対する火災影響軽減対策への適合について
中央制御室については，当該制御室を３時間以上の耐火能力を有する隔壁等で囲うことにより，中央制御室内での火災によって中央制御室が万一機能喪失
しても，制御室外原子炉停止装置室からの操作により，原子炉の安全停止を達成することができる。
一方，制御室外原子炉停止装置室内についても，当該装置室を３時間以上の耐火能力を有する隔壁等で囲うことにより，当該装置室内での火災によって当該装置室が万一機能喪失しても，中央制御室からの操作により，原子炉の安全停止を達成することができる。制御室外原子炉停止装置による操作機能，及び中央制御室のみで操作が可能な機能を表 7-1 に示す。

- 7-11 -表 7-1：制御室外原子炉停止装置と中央制御室による操作機能
制御室外原子炉停止装置で監視・操作可能設置場所

中央制御室のみ
監視・操作可能コントロール建屋２階

原子炉減圧系
高圧炉心注水系
残留熱除去系
低圧注水系

・主蒸気逃がし弁３弁・自動減圧系
・高圧炉心注水系ポンプ（Ｂ）
・高圧炉心注水系ポンプ（Ｃ）
・残留熱除去系ポンプ（Ａ）（Ｂ） ・残留熱除去系ポンプ（Ｃ）
・残留熱除去系ポンプ（Ａ）（Ｂ） ・残留熱除去系ポンプ（Ｃ）
・原子炉補機冷却ポンプ（Ａ）（Ｄ） ・ 原 子 炉 補 機 冷 却 ポ ン プ （ Ｃ ）（Ｂ）（Ｅ）（Ｆ）
原子炉補機冷却系
・原子炉補機冷却海水ポンプ（Ａ） ・ 原 子 炉 補 機 冷 却 海 水 ポ ン プ（Ｄ）（Ｂ）（Ｅ）（Ｃ）（Ｆ）
非常用ディーゼル ・非常用ディーゼル発電機（Ａ）
・非常用ディーゼル発電機（Ｃ）
発電機（Ｂ）
・ ・非常用高圧母線（Ｃ）（Ｄ） ・ ・非常用高圧母線（Ｅ）
非常用交流電源系
・ ・非常用低圧母線（Ｃ）（Ｄ） ・ ・非常用低圧母線（Ｅ）
・ ・原子炉水位・圧力・ ・サプレッションプール水位・
温度
・ ・ドライウェル圧力・ ・原子炉圧力容器下部周囲温度
・ ・残留熱除去系系統流量
監視計器
・ ・残留熱除去系熱交換器出口弁・・ 左記のパラメータは監視可能
バイパス弁開度・ ・残留熱除去系熱交換器入口温度・ ・高圧炉心注水系系統流量・ ・復水貯蔵槽水位・ ・原子炉補機冷却水系系統流量

上記のとおり，中央制御室を３時間以上の耐火能力を有する隔壁等で囲うことにより，中央制御室内での火災によって中央制御室が万一機能喪失しても，制御室外原子炉停止装置室からの操作により，原子炉の安全停止達成することができることから，火災防護に係る審査基準「2.3.1(2)a」の対策と同等の性能を有する。

- 7-12 -6.2.2．中央制御室の一部の監視機能に対する火災影響軽減対策への適合について
中央制御室に設置されている火災防護対象計器のうち，中央制御室以外では監視ができない計器（起動領域モニタ，原子炉水位計（燃料域），格納容器内放射線モニタ）については，中央制御室内で火災の影響軽減対策が必要となるが，中央制御室の制御盤の火災防護対象機器等は，異なる安全系区分を３時間以上の耐火性能を有する隔壁等により分離すること又は水平距離を６m 以上確保することは困難である。
このため，火災防護に係る審査基準「2.3.1(2)c」への適合性を以下に評価した。
a. 耐火能力を有する隔壁等
中央制御室の制御盤の計器等は，運転員の操作性及び視認性向上を目的
として，近接して設置されていることから，互いに相違する区分間の操作
スイッチ等の間に，火災防護に係る審査基準「2.3.1(2)c」で要求する「ISO標準加熱曲線に基づく１時間の耐火能力」を有するような厚さの耐火隔壁は設置できない。
しかしながら，実証試験（出典：TLR-088 ケーブル，制御盤および電源
盤火災の実証試験）において以下のとおり系統分離できることを確認した。
(a) 厚さ 3.2mm の金属製バリア及び離隔距離 3cm 以上を確保した盤内配線
ダクトは，30 分間過電流による燃焼が継続しても，異なる区分側へ影響を与えない。
(b) 厚さ 1.6mm 以上の鋼板で覆われた分離型スイッチは，制御盤内の火災を模擬して 30 分間バーナーで加熱しても，機能を維持することができる。また，鋼板で覆われた分離スイッチ内の火災を模擬して，過電流を流して燃焼しても，隣接する一般操作スイッチには影響を与えな
い。
(c)
(d)

金属製バリアで覆われたケーブルは，30 分間バーナーで加熱しても，機能維持することができる。
厚さ 3.2mm の金属製筐体で覆われた制御盤内の火災を模擬しても，隣接する制御盤内機器の機能へ影響を与えない。

中央制御室の制御盤に設置された火災防護対象機器のうち，中央制御室
以外では監視できない起動領域モニタ，原子炉水位計（燃料域），格納容器
内放射線モニタについては，安全系区分毎で分離された別々の制御盤に設置されている。実証試験の結果を踏まえ，上記計器は制御盤内の想定火災に対して十分に系統分離できていると言える。

- 7-13 -b. 火災感知設備
中央制御室以外では監視できない起動領域モニタ，原子炉水位計（燃料域），格納容器内放射線モニタが設置された制御盤の盤内には，制御盤内の火災の早期感知のため，高感度の煙感知器を設置する。
c. 自動消火設備
常駐する運転員による制御盤内への手動消火は，火災防護に係る審査基
準の「2.3.1(2)c」で要求する自動消火設備とはならないが，中央制御室以外では監視できない起動領域モニタ，原子炉水位計（燃料域），格納容器内
放射線モニタが設置された制御盤の制御盤内の消火については，制御盤内の高感度煙感知器による早期感知によりケーブル等を延焼させず常駐する運転員が早期に消火活動を行えることから，安全系異区分への延焼及び輻射を防止することが可能なため，系統分離要求である自動消火設備と同等の性能を有する。

上記のとおり，火災防護に係る審査基準「2.3.1(2)c」の要求そのものに適合しているとは言えないが，中央制御室以外では監視できない起動領域モニタ，原子炉水位計（燃料域），格納容器内放射線モニタが設置された制御盤について
は，実証試験結果に基づく分離対策と，制御盤内の高感度煙感知器のよる早期感知，及び常駐している運転員による早期消火により，安全系異区分への延焼及び輻射の防止が可能であることから，火災防護に係る審査基準「2.3.1(2)c」の各対策と同等の性能を有する。
なお，中央制御室以外では監視できない起動領域モニタ，原子炉水位計（燃料域），格納容器内放射線モニタが設置された制御盤のうちの１つが火災により機能喪失した場合でも，他の区分の計器による監視が可能であること，制御室
外原子炉停止装置で操作が可能であることから，原子炉の安全停止が可能である。
以上のことから，中央制御室は，火災防護に係る審査基準「2.3 火災の影響軽減」の要求に適合していることと同等であると判断できる。

- 7-14 -添付資料１

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における火災の影響軽減のための系統分離対策について

添付資料１

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における火災の影響軽減のための系統分離対策について
1．系統分離の基本的な考え方
原子炉の高温停止及び低温停止に係る安全機能を有する構築物，系統及び機器における「その相互の系統分離」を行う際には，単一火災（任意の一つの火災区域で発生する火災）の発生によって，相互に分離された安全系区分のすべての安全機能が喪失することのないよう，原則，安全系区分Ⅰ・Ⅱの境界を火災区域の境界として３時間以上の耐火能力を有する耐火壁・隔壁等で分離する。
そのため，原則として，建屋内で安全系区分Ⅰの機器等を設置する区域を３
時間以上の耐火能力を有する耐火壁・隔壁等で囲い，当該区域を「区分Ⅰ火災区域」とする。（図１）

区分Ⅰ・Ⅱの境界を火災区域の境界として３時間以上の耐火能力を有する隔壁等
で分離

単一火災によっても
区分Ⅰ・Ⅱが同時に機能喪失することを回避し、高温停止・
低温停止を達成

安全系区分

区分Ⅰ

区分Ⅱ

区分Ⅲ※

高温停止

原子炉隔離時冷却系[RCIC]

高圧炉心注水系(B)[HPCF(B)]

高圧炉心注水系(C)[HPCF(C)]

低温停止

自動減圧系(A)[SRV(ADS(A))]

自動減圧系(B)[SRV(ADS(B))]－

残留熱除去系(A)[RHR(A)]

残留熱除去系(B)[RHR(B)]

残留熱除去系(C)[RHR(C)]

原子炉補機冷却水系(A)[RCW(A)]

原子炉補機冷却水系(B)[RCW(B)]

原子炉補機冷却水系(C)[RCW(C)]

原子炉補機冷却海水系(A)[RSW(A)]

原子炉補機冷却海水系(B)[RSW(B)]

原子炉補機冷却海水系(C)[RSW(C)]

非常用ディーゼル発電機(A)[DG(A)]

非常用ディーゼル発電機(B)[DG(B)]

非常用ディーゼル発電機(C)[DG(C)]

非常用交流電源(C)系

非常用交流電源(D)系

非常用交流電源(E)系

非常用直流電源(A)系

非常用直流電源(B)系

非常用直流電源(C)系

動力電源※ 区分Ⅲ機器のうち、DG(C)の監視制御盤、RCW(C)のサージタンク水位計等、一部の機器は区分Ⅰ側の火災区域に設置

図１：系統分離の概要- 7-添付 1-1 -2．系統分離のための具体的対策
2.1．安全系区分Ⅲ設備の扱い
安全系区分Ⅰの機器等を設置する区域を３時間以上の耐火能力を有する耐火壁・隔壁等で囲われた「区分Ⅰ火災区域」とすることを原則とするため，安全系区分Ⅲの機器等を設置する場所は，原則として「区分Ⅰ火災区域」以外の火災区域となる。
ただし，系統分離の目的は，単一火災の発生によって，相互に分離された安全系区分のすべての安全機能が喪失することのないことであるため，一部の安全系区分Ⅲ機器（非常用ディーゼル発電機(C)の一部（監視操作盤），原子炉補機冷却水系(C)の一部（サージタンク水位計）等）については，現場の設備配置
状況等を鑑み，「区分Ⅰ火災区域」に含めている。

2.2．単独火災区域
単一火災の発生によってすべての安全機能を喪失させないことを目的に，以下については「単独火災区域」として，それぞれの区域を３時間以上の耐火能力を有する耐火壁・隔壁等で囲うこととする。
・ 中央制御室での単一火災発生時には制御室外原子炉停止装置によって原子炉の安全停止機能を確保することが可能であることから，中央制御室，中央制御室非常用換気空調設備を設置する区域，制御室外原子炉停止装置室をそれぞれ「単独火災区域」とする。なお，この「単独火災区域」では，
中央制御室と制御室外原子炉停止装置を分離することで単一火災によっても原子炉の安全停止機能を確保できることから，単一火災区域内においては，３時間以上の耐火能力を有する隔壁等による系統分離は必要としない。
・ 安全系の 2 out of 4 論理回路の機能を確保するため，各区分の直流電源設
備（蓄電池含む）
・計測制御電源設備・安全系多重伝送現場盤・原子炉水位／圧力計測装置を設置する区域については，それぞれの安全系区分毎に「単独火災区域」を設定する。
なお，原子炉の安全停止機能ではないが，放射性物質貯蔵等の観点から，単一火災の発生によっても原子炉建屋の負圧を維持するため，非常用ガス処理系を設置する区域についても「単独火災区域」として設定する。

- 7-添付 1-2 -2.3．火災区域内の系統分離対策(1) ケーブルラッピング
火災防護対象機器に使用する安全系のケーブルが，異なる区分の区域に布設している場合，当該ケーブルが異なる区分の区域での単一火災によって機能喪失することのないよう，当該ケーブルを布設しているケーブルトレイ等
を３時間以上の耐火性能を有するラッピング材で囲うこととする。（図２）

図２：火災の影響軽減対策とケーブルラッピング- 7-添付 1-3 -(2) 耐火間仕切り
火災防護対象機器である電動弁，制御盤等が異なる区分の区域に設置されている場合，当該電動弁，制御盤等が，異なる区分の区域での単一火災によって機能喪失することのないよう，原則として当該電動弁，制御盤等を３時間以上の耐火性能を有する間仕切りで囲うこととする。
ただし，火災発生後に機能要求まで時間余裕があり，消火活動後に電動弁の手動操作によって機能を復旧できる電動弁については，耐火間仕切りの設置を必要としない。
表２：異なる区分の区域に設置されている電動弁・制御盤等と分離対策
異なる区分の区域に設置されている

系統分離対策（隔壁等）

機器等
RCW RHR 熱交換器冷却水出口弁

耐火間仕切り設置

MS ドレンライン外側隔離弁

耐火間仕切り設置

D/G(A)冷却水出口弁(A),(D)（6 号のみ） 耐火間仕切り設置
RHR 停止時冷却系は原子炉の安全停止時における
RHR 停止時冷却外側隔離弁

機能要求まで時間的余裕があることから，消火活動後に当該電動弁の手動操作にて機能を確保する

復水貯蔵槽水位伝送器

耐火間仕切り設置

起動領域モニタ前置増幅器（区分Ⅰ）

耐火間仕切り設置

非常用ガス処理装置（A）排気流量伝送器
サプレッション・プール水温度（電気ペネトレーション）

耐火間仕切り設置
耐火間仕切り設置- 7-添付 1-4 -添付資料２

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における３時間耐火壁及び隔壁等の耐久試験について

添付資料２

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における３時間耐火壁及び隔壁等の火災耐久試験について
1．はじめに「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」には，耐火壁，隔壁等の設計の妥当性が火災耐久試験によって確認されることが要求されている。
火災区域を構成する壁，貫通部シール，防火扉及び防火ダンパについて，３
時間耐火の耐火性能の確認結果を以下に示す。

2．コンクリート壁の耐火性能について
柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉におけるコンクリート壁の３時間耐火性能に必要な最小壁厚について，国内の既往の文献より確認した結果を以下に示す。
2.1．建築基準法による壁厚
火災強度２時間を超えた場合，建築基準法により指定された耐火構造壁はな
いが，告示の講習会テキスト ※1 によりコンクリート壁の屋内火災保有耐火時間（遮熱性）の算定方法が下式の通り示されており，これにより最小壁厚を算出することができる。
※1

2001 年版耐火性能検証法の解説及び計算例とその解説(「建設省告示第 1433 号

耐火性能検証法に関する算出方法等を定める件」講習会テキスト（国土交通省住宅局建築指導課）)

t

460

32

0.012cD D 2

ここで， ｔ :保有耐火時間[min]Ｄ :壁の厚さ[mm]α :火災温度上昇係数[標準加熱曲線：460] ※2
cD：遮熱特性係数[普通コンクリート：1.0，1 種軽量コンクリート：1.2]※2

建築基準法の防火規定は 2000 年に国際的な調和を図るため，国際標準の ISO 方式が導入され，標準加熱曲線は ISO834 となり，火災温度係数 α は 460 となる。

- 7-添付 2-1 -

460
460

123min112mina) 普通コンクリート壁b) 1 種軽量コンクリート壁

図 1 屋内火災保有耐火時間(遮熱性)の算定図(「建設省告示第 1433 号耐火性能検証法に関する算出方法等を定める件」
講習会テキストに加筆)
前述の式より，屋内火災保有耐火時間 180min(３時間)に必要な壁厚は普通コ
ンクリート壁で 123mm，１種軽量コンクリート壁で 112mm と算出できる。また，
屋内火災保有耐火時間について，上図のとおり 240min(４時間)までの算定図が示されている。なお，柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉における火災区域
境界の最小壁厚は，鉄筋コンクリート壁(普通コンクリート)で 200mm，PC 版壁(１種軽量コンクリート)で 140mm あることから，3 時間耐火性能を有している。

- 7-添付 2-2 -3．強化石膏ボードによる壁の耐火性能について
柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉における火災区域を構成する強化石膏
ボードによる壁について「３時間耐火性能」を有していることを火災耐久試験
により確認した結果を以下に示す。

3.1．試験概要
強化石膏ボードによる壁の試験として，建築基準法，JIS 及び NFPA があるが，加熱温度がもっとも厳しい建築基準法により試験を実施した。
3.1.1．加熱温度について
図 2 に示すとおり，建築基準法(ISO834)の加熱曲線は，他の試験法に比べて厳しい温度設定となっていることから，火災耐久試験では建築基準法の過熱曲線にしたがって加熱する。
3.1.2．判定基準について
図 2 の建築基準法の規定に基づく加熱曲線で３時間加熱した際に，表 1 の防火設備性能試験の判定基準を満足するか確認する。

1400

1200

温度 [℃ ]

1000

800
NFPA 252 Fire Tests of Door Assemblies
建築基準法 防耐火性能試験・評価業務方法書（ISO834）
JIS A1311 建築用防火戸の防火試験方法

600

400

200

0
0:00

1:00

図2

時間 [h:min]

加熱曲線の比較- 7-添付 2-3 -

2:00

3:00

表1

遮炎性の判定基準

試験項目

遮炎性の確認① 火炎が通る亀裂等の損傷及び隙間が生じないこと

判定基準② 非加熱面側に 10 秒を超えて発炎を生じない。
③ 非加熱面側に 10 秒を超えて火炎が噴出しない。

3.2．強化石膏ボードによる壁の耐火性能について
柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉における火災区域を構成する強化石膏
ボードによる壁について「３時間の耐火性能」を有していることを，火災耐久試験にて確認した結果を以下に示す。
3.2.1．強化石膏ボードの仕様
強化石膏ボードによる壁の試験体の仕様は，柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉の火災区域の境界を構成する強化石膏ボードによる壁の仕様を考慮し，表 2 に示す強化石膏ボードによる壁を選定する。
表2

試験体となる強化石膏ボードによる壁の仕様
強化石膏ボード

壁寸法（点検口寸法）構成材料

壁姿図- 7-添付 2-4 -3.2.2．試験方法・判定基準
図 2 で示す加熱曲線で片面を加熱した場合に，非加熱面が表 1 に示す判定
基準を満たすことを確認する。
3.2.3．試験結果
柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉における強化石膏ボードによる壁は，試験の結果，３時間耐火性能を有することが確認された。試験前後の写
真を別紙 1 に示す。

- 7-添付 2-5 -4．貫通部シール，防火扉及び防火ダンパの耐火性能について
柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉における火災区域を構成する貫通部シール，防火扉及び防火ダンパについて「３時間耐火性能」を有していることを火災耐久試験により確認した結果を以下に示す。
なお，以下に示す以外の貫通部シール，防火扉及び防火ダンパについても，
火災耐久試験により３時間耐火以上の耐火性能が確認できたものについては，
火災区域を構成する貫通部シール，防火扉及び防火ダンパとして適用する。

4.1．試験概要
貫通部シール，防火扉及び防火ダンパの試験として，建築基準法，JIS 及びNFPA があるが，加熱温度がもっとも厳しい建築基準法により試験を実施した。

4.1.1．加熱温度について
図 2 に示すとおり，建築基準法(ISO834)の加熱曲線は，他の試験法に比べて厳しい温度設定となっていることから，火災耐久試験では建築基準法の過熱曲線にしたがって加熱する。
4.1.2．判定基準について
図 2 の建築基準法の規定に基づく加熱曲線で３時間加熱した際に，表 1 の防火設備性能試験の判定基準を満足するか確認する。

- 7-添付 2-6 -4.2．貫通部シールの耐火性能について
柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉における火災区域を構成する貫通部シールについて「３時間の耐火性能」を有していることを，火災耐久試験にて確認した結果を以下に示す。
なお，今後の火災耐久試験により３時間以上の耐火性能を有することが確認された貫通部シールについても，火災区域を構成する貫通部シールに使用する。
4.2.1．配管貫通部の火災耐久試験
4.2.1.1．試験体の選定
配管貫通部の試験体の仕様は，柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉の火災区域の境界を構成する配管貫通部の仕様を考慮し，表 3 に示す配管貫通部を選定する。
表3
試験体

配管径

配管貫通部①50A

配管貫通部②100A

配管貫通部③150A

配管貫通部④250A

配管貫通部⑤300A

配管貫通部⑥350A

配管貫通部⑦450A

配管貫通部⑧550A

配管貫通部⑨600A

配管貫通部⑩50A

配管貫通部⑪100A

配管貫通部⑫150A

配管貫通部⑬250A

配管貫通部⑭600A

配管貫通部⑮900A

配管貫通部⑯50A

配管貫通部⑰250A

試験体となる配管貫通部の仕様
適用箇所

壁

床

- 7-添付 2-7 -貫通部シール

試験体の構成は貫通壁を断熱材の一部として模擬し断熱材のみの構成とした。この試験体では，コンクリート壁は吸熱効果により貫通配管の温度伝達の観点では断熱材よりも大きく，コンクリート壁を断熱材に置き換えることにより保守的なモデルとなる。
試験体の概要を図 3-1，耐火試験炉の概要を図 3-2 に示す。

耐火炉壁
内装耐火材

耐火炉内(加熱側）
断熱材長さ

耐火炉壁

貫通配管

【適用箇所：壁】

外装耐火材【適用箇所：床】

図 3-1

耐火炉内 加
( 熱側）

断熱材厚さ

貫
通
配
管

耐火材取付部の耐火試験体

試験体温度測定点（300mm 間隔）

熱電対
バーナー
耐火試験体

耐火試験体

図 3-2

耐火試験炉

- 7-添付 2-8 -4.2.1.2．試験方法・判定基準
図 2 で示す加熱曲線で図 3-1，図 3-2 に示す耐火試験体の耐火炉内側から加熱し，非加熱面が表 1 に示す判定基準を満たすことを確認する。
4.2.1.3．試験結果
表 4 に試験結果を示す。いずれの試験ケースも非加熱面側への火炎の噴出，
発炎，火炎の通るき裂等の損傷がなく，建築基準法に基づく防火設備性能試
験の判定基準を満足していることから，配管貫通部シールは３時間の耐火性能を有している。試験前後の写真等を別紙 1 に示す。

- 7-添付 2-9 -表4配管貫通部における火災耐久試験結果
判定基準

非加熱面側へ 10 秒を超えて継続する炎の噴出がないこと非加熱面側で 10 秒を超えて継続する発炎がないこと

火炎が通るき裂等の損
傷及び隙間が生じない
こと

試験
結果

配管貫通部①

良

良

良

合格

配管貫通部②

良

良

良

合格

配管貫通部③

良

良

良

合格

配管貫通部④

良

良

良

合格

配管貫通部⑤

良

良

良

合格

配管貫通部⑥

良

良

良

合格

配管貫通部⑦

良

良

良

合格

配管貫通部⑧

良

良

良

合格

配管貫通部⑨

良

良

良

合格

配管貫通部⑩

良

良

良

合格

配管貫通部⑪

良

良

良

合格

配管貫通部⑫

良

良

良

合格

配管貫通部⑬

良

良

良

合格

配管貫通部⑭

良

良

良

合格

配管貫通部⑮

良

良

良

合格

配管貫通部⑯

良

良

良

合格

配管貫通部⑰

良

良

良

合格

試験体

- 7-添付 2-10 -4.2.2．ケーブルトレイ及び電線管貫通部の火災耐久試験
4.2.2.1．ケーブルトレイ貫通部の試験体の選定
ケーブルトレイ貫通部の試験体の仕様は，柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉のケーブルトレイ貫通部の仕様を考慮し選定しており，表 5 に示すケ
ーブルトレイを選定している。試験体の概要を図 4 に示す。
表5

試験体となるケーブルトレイの仕様
ケーブルトレイ
(1)

(2)

開口部寸法
貫通部
シール材
ケーブル
占積率

4.2.2.2．ケーブルトレイ貫通部の試験方法・判定基準
図 2 で示す加熱曲線で片面を加熱した場合に，非加熱面が表 1 に示す判定
基準を満たすことを確認する。

- 7-添付 2-11 -（a）ケーブルトレイ貫通部(1)（b）ケーブルトレイ貫通部(2)図4ケーブルトレイ貫通部の耐火試験体- 7-添付 2-12 -4.2.2.3．ケーブルトレイ貫通部の試験結果
表 6 に試験結果を示す。いずれの試験ケースにも非加熱面側への火災の噴出，発炎，火災の通るき裂等の損傷がなく，建築基準法に基づく防火設備性能試験の判定基準を満足していることから，ケーブルトレイ貫通部シールは
3 時間の耐火性能を有している。試験前後の写真を別紙 1 に示す。
表6

ケーブルトレイ貫通部における火災耐久試験結果
ケーブルトレイ貫通部

試験体
非加熱面側へ10 秒を超えて継続する炎の噴出がないこと判定基準

非加熱面側で10 秒を超えて継続する発炎がないこと
火炎が通るき裂等の損傷及び隙間が生じな
いこと
試験結果

- 7-添付 2-13 -

(1)

(2)

良

良

良

良

良

良

合格

合格

4.2.2.4．電線管貫通部の試験体の選定
電線管貫通部の試験体の仕様は，柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉の電線管貫通部の仕様を考慮し選定しており，表 7 に示す電線管を選定している。試験体の概要を図 5 に示す。
表7

試験体となる電線管の仕様
電線管

(1)

(2)

(3)

開口部寸法
貫通部
シール材
ケーブル
占積率

4.2.2.5．電線管貫通部の試験方法・判定基準
図 2 で示す加熱曲線で片面を加熱した場合に，非加熱面が表 1 に示す判定
基準を満たすことを確認する。

- 7-添付 2-14 -（a）電線管貫通部(1)（b）電線管貫通部(2)（c）電線管貫通部(3)図5

電線管貫通部の耐火試験体- 7-添付 2-15 -4.2.2.6．電線管貫通部の試験結果
表 8 に試験結果を示す。いずれの試験ケースにも非加熱面側への火災の噴出，発炎，火災の通るき裂等の損傷がなく，建築基準法に基づく防火設備性能試験の判定基準を満足していることから，電線管貫通部シールは 3 時間の耐火性能を有している。試験前後の写真を別紙 1 に示す。
表8

電線管貫通部における火災耐久試験結果
電線管貫通部

試験体
非加熱面側へ10 秒を超えて継続する炎の噴出がないこと判定基準

非加熱面側で10 秒を超えて継続する発炎がないこと
火炎が通るき裂等の損傷及び隙間が生じな
いこと
試験結果

- 7-添付 2-16 -

(1)

(2)

(3)

良

良

良

良

良

良

良

良

良

合格

合格

合格

4.3．防火扉の耐火性能について
柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉における火災区域を構成する防火扉について「３時間の耐火性能」を有していることを，火災耐久試験にて確認した結果を以下に示す。
なお，今後の火災耐久試験により３時間以上の耐火性能を有することが確認された防火扉についても，火災区域を構成する防火扉に使用する。
4.3.1．試験体の選定
試験体の仕様は，柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉の火災区域境界に用いられる防火扉の仕様を考慮し，表 9 に示す防火扉を選定する。
表9
扉種別

試験体となる防火扉の仕様
両開き

扉寸法
板厚

扉姿図

- 7-添付 2-17 -4.3.2．試験方法・判定基準
図 2 で示す加熱曲線で片面を加熱した場合に，非加熱面が表 1 に示す判定
基準を満たすことを確認する。
4.3.3．試験結果
柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉における防火扉は，試験の結果，ドアクローザー部を除き，３時間耐火性能を有することが確認された。試験前後の写真を別紙 1 に示す。
３時間耐火性能を有していないドアクローザーについては，UL 規格 3 時間
耐火認証を取得している米国 LCN 社製に交換した。よって，防火扉は３時間の耐火性能を有している。

- 7-添付 2-18 -4.4．防火ダンパの耐火試験について
柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉における火災区域を構成する防火ダンパについて「３時間の耐火性能」を有していることを，火災耐久試験にて確認
した結果を以下に示す。
なお，今後の火災耐久試験により３時間以上の耐火性能を有することが確認された防火ダンパについても，火災区域を構成する防火ダンパに使用する。

4.4.1．試験体の選定
試験体の仕様は，柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉に設置される防火
ダンパの仕様を考慮し，表 10 に示す防火ダンパを選定する
表 10
号炉

6 号炉

試験体

角型

試験体となる防火ダンパの仕様
7 号炉
角型①

備考
角型②

－

板厚
羽根
長さ
ダンパ
サイズ

4.4.2．試験方法・判定基準
図 2 で示す加熱曲線で片面から加熱し，非加熱面が表 1 に示す判定基準を満たすことを確認する。

- 7-添付 2-19 -4.4.3．試験結果
表 11 に試験結果を示す。いずれの試験ケースも非加熱面側への火炎の噴出，
発炎，火炎の通るき裂等の損傷がなく，建築基準法に基づく防火設備性能試
験の判定基準を満足していることから，防火ダンパは３時間の耐火性能を有している。試験前後の写真を別紙 1 に示す。
表 11

防火ダンパの火災耐久試験結果
６号炉

試験体

角型

角型①

角型②

良

良

良

良

良

良

良

良

良

合格

合格

合格

非加熱面側へ 10 秒を超えて継続する炎の噴出がないこと
判定基準

非加熱面側で 10 秒を超えて継続する発炎がないこと
火炎が通るき裂等の損傷及び隙間が生じないこと
試験結果※油入軸受の部分より発炎当該部は無給油タイプに交換- 7-添付 2-20 -

７号炉

4.5.

耐火間仕切りの火災耐久試験

4.5.1．試験体の選定
耐火間仕切りは，柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉の火災防護対象設
備に応じて適するもの選定し，表 12 に示す仕様としている。試験体の概要を
図 6 に示す。
表 12

試験体となる耐火間仕切りの仕様
耐火間仕切り
(1)

（2）

火災防護

電動弁・電気ペネ

対象設備

トレーション

計装品（現場制御盤，計装ラック）
・電気ペ
ネトレーション

（3）
計装品（現場制御盤，計装ラック）

形状

材料

4.5.2．耐火間仕切りの試験方法・判定基準
図 2 で示す加熱曲線で片面を加熱した場合に，非加熱面が表 1 に示す判定
基準を満たすことを確認する。

- 7-添付 2-21 -（a）耐火間仕切り (1)（b）耐火間仕切り (2)図 6 耐火間仕切りの耐火試験体（1／2）- 7-添付 2-22 -（c）耐火間仕切り（3）
図6

耐火間仕切りの耐火試験体（2／2）- 7-添付 2-23 -4.5.3．試験結果
表 13 に試験結果を示す。いずれの試験ケースにも非加熱面側への火災の噴出，発炎，火災の通るき裂等の損傷がなく，建築基準法に基づく防火設備性能試験の判定基準を満足していることから，耐火間仕切りは 3 時間の耐火性能を有している。試験前後の写真を別紙 1 に示す。
表 13

耐火間仕切りの火災耐久試験結果
耐火間仕切り試験体
非加熱面側へ 10 秒を超えて継続する炎の噴出がないこと判定基準

非加熱面側で 10 秒を超えて継続する発炎がないこと火炎が通るき裂等の損傷及び隙間が生
じないこと
試験結果

(1)

（2）

（3）

良 ※1

良 ※1

良 ※1

良 ※1

良 ※1

良 ※1

良

良

良

合格

合格

合格

※1：耐火間仕切りの試験体においては，試験後の耐火間仕切り内部の損傷状態，
煤等の付着が無いことを確認し試験結果良と判定した。

- 7-添付 2-24 -5．ケーブルトレイ等耐火ラッピングの耐火性能について
柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉における火災防護対象機器の系統分離のために，ケーブルトレイ等に施工する耐火ラッピングは，米国原子力規制委
員会の報告書（NUREG1924）にて「３時間耐火性能」を有することが火災耐久試
験結果に基づき確認されている。その内容を以下に示す。
なお，米国の試験結果を柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉に採用することの妥当性については，別紙５に示す。
5.1．試験概要
耐火ラッピングの火災耐久試験は，REGULATORY GUIDE 1.189Rev.2 および ASTM
E-119 に規定される方法にて実施している。

5.1.1．加熱温度について
図 7 に示すとおり，REGULATORY GUIDE 1.189Rev.2（ASTM E-119）の加熱曲
線は，建築基準法（ISO834）と同程度の温度設定となっている。

図7

加熱曲線の比較（出典：Comparison of Severity of Exposure in ASTM
E119 and ISO834 Fire Resistance Tests）- 7-添付 2-25 -5.1.2．判定基準について
REGULATORY GUIDE1.189Rev.2 の規定に基づき，図 7 の加熱曲線で３時間加熱した際に表 14 の耐火性の判定基準を満足するかどうかが確認されている。
表 14
試験項目

耐火ラッピングの耐火性の判定基準
耐火性の確認① 耐火ラッピングの非加熱面側の温度上昇値が平均で 139K，
判定基準

最大で 181K を超えないこと。
② 火災耐久試験及び放水試験においてケーブルトレイ等が見える貫通口が生じないこと。

- 7-添付 2-26 -5.2．火災耐久試験について
5.2.1．試験体について
耐火ラッピングの試験体構造の例を図 8 に示す。火災耐久試験の試験体は
表 15 に示す電線管及びケーブルトレイが選定されている。耐火ラッピング
材は，主に水酸化アルミニウムとセラミックファイバから構成される。
耐火ラッピング構造図

試験体断面図2642mmコンクリート914mm

1295mm

サポート

914mm

試験体下面図3962mm
1321mmサポート

ケーブルトレイ（W152）

2438mm

ケーブルトレイ
（W610）

図8

耐火ラッピング試験体構造の例

表 15

耐火ラッピング試験体の仕様

仕様
試験体サイズ

電線管

ケーブルトレイ

φ25mm

W152mm

φ76mm
φ127mm- 7-添付 2-27 -ケーブルトレイ

W610mm5.2.2．試験結果
表 16 に試験結果を示す。いずれの試験ケースも非加熱面側の温度上昇が判定基準値以内であり，放水試験にも合格していることから３時間の耐火性能を有している。試験前後の写真を別紙 2 に示す。
表 16

耐火ラッピングの火災耐久試験の結果
非加熱面

試験体

電線管

ケーブルトレイ

温度上昇

放水試験結果

φ25mm

良

良

φ76mm

良

良

φ127mm良良

W152mm良

良

W610mm良良- 7-添付 2-28 -6．ケーブルトレイ等耐火ラッピング施工時の許容電流について
柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉では，耐火ラッピング施工による異常
過熱等の発生を防止するために，米国における評価結果を用いて，ケーブルに通電可能な最大電流（以下，「許容電流」という。）に管理基準を設定している。
また，柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉におけるケーブル布設状態を模擬した試験体を用いて，通電試験を実施し，上記の管理基準が妥当であることを確認した。その詳細を以下に示す。
6.1．米国における許容電流低減率の評価
柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉に使用する耐火ラッピングは，米国において，ケーブルの許容電流低減率（Ampacity Derating Factor：ADF）の評価試験が実施され，その内容が米国原子力規制委員会の報告書（NUREG1924）に示されている。耐火ラッピング施工後の許容電流低減率（ADF）は，米国において以下のように定義されている。
許容電流低減率（ADF）
ADF

I0

If
I0

100 （%）

I0 ：導体温度が 90℃まで到達するのに必要な電流（耐火ラッピング前）If ：導体温度が 90℃まで到達するのに必要な電流（耐火ラッピング後）（出典：NUREG1924）
図 9 に示すように，ケーブルの設計値としての許容電流は，空中一条布設時の許容電流に相当し，ケーブルの多条布設や耐火ラッピング施工により影響を受け，低減される。耐火ラッピング施工により生じる許容電流低減率（ADF）が大きいほど，ケーブルの許容電流は小さくなる。

図 9 ケーブル許容電流と許容電流低減率（ADF）- 7-添付 2-29 -6.1.1．試験体
米国における許容電流低減率（ADF）の評価に使用された試験体構造の例を図 10 に示す。また，試験体は表 17 に示す仕様が選定されている。

図 10

許容電流低減率（ADF）の評価用試験体の構造の例

表 17

許容電流低減率（ADF）の評価用試験体の仕様
試験体
電線管

ケーブルトレイサイズ

ケーブル条数

φ25mm

1条

φ102mm

12 条

W610

96 条

6.1.2．評価結果
表 18 に評価結果を示す。耐火ラッピング施工に伴うケーブルの許容電流低減率（ADF）は，最大 56.62%となっている。
表 18
試験体
電線管
ケーブルトレイ

耐火ラッピングの許容電流低減率（ADF）の評価結果
サイズ

ケーブル条数許容電流低減率（ADF）

φ25mm

1条

20.29%

φ102mm

12 条

34.92%

W610mm

96 条

56.62%

以上より，米国における評価結果から，耐火ラッピング施工に伴うケーブルの許容電流低減率（ADF）が最大 56.62%になることを確認した。次に，
柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉において，米国における評価結果を踏まえて設定した許容電流の管理基準を示す。

- 7-添付 2-30 -6.2．許容電流の管理基準
柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉におけるケーブル許容電流の管理基準の概要を図 11 に示す。

図 11 柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉のケーブル許容電流の管理基準
柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉において，ケーブルを多条布設する場合には，ケーブル通電時に発生する熱の影響によって異常過熱等が発生しないよう，以下の管理基準を設定している。

上記の管理基準は，ケーブルをケーブルトレイに多条布設する場合，空中一条布設時の許容電流（100%）に対して，通電可能な電流の上限値をに制限することを示している。

- 7-添付 2-31 -一方，米国の試験結果（表 18）において，多条布設したケーブルに対して耐火ラッピングを施工することにより，さらに許容電流が最大 56.62%低下することが示されている。柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉においては，耐火ラッピングを施工するケーブルに対して，以下の管理基準を設定している。

上記の管理基準は，耐火ラッピングを施工する場合，空中一条布設時の許容電流（100%）に対して，通電可能な電流の上限値を 21.69%に制限することを示している。
以上の通り，柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉において耐火ラッピン
グを施工するケーブルには，設計値（空中一条布設）に対しての電流しか通電することがないよう管理基準を設定している。
しかしながら，上記管理基準の一部には，米国における評価結果を用いていることから，その妥当性を確認するために，柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉におけるケーブル布設状態を模擬した試験体を用いて通電試験を行った。以下にその内容を示す。

- 7-添付 2-32 -6.3．模擬試験体を用いた通電試験
6.3.1．試験要領
模擬試験体を用いた通電試験は，以下に示す要領で実施する。図 12 に示す
模擬試験体のケーブルに許容電流以下の電流を流す場合，通電電流 I1 は，日本電線工業会規格（JCS 0168-1）に定められるように式（1）となる。

I1

T1

T2 Td
（A）
nrRth

・・・（1）

Rth：全熱抵抗（℃･cm/W）
T1：導体温度（℃）
T2：周囲温度（℃）
Td :誘電体損失による温度上昇 ※ （℃）
n：ケーブル線心数r：交流導体抵抗（Ω/cm）※11kV 以下のケーブルでは無視できる。
ここで，ケーブル線心数 n は通電により生じる熱源数を表すことから，図 12に示す試験体においてはケーブル条数となる。また，柏崎刈羽原子力発電所
６号及び７号炉における安全機能を有する機器等のケーブルは，全て 11kV
以下の仕様であることから，誘電体損失による温度上昇 Td は無視できるため
許容電流 I1 は式（2）で表される。

I1

T1 T2
（A）
nrRth

・・・（2）

式（2）において，n，r が設計値であることから，I 1,T1，T2 を測定すること
により，Rth が以下の式から求められる。
R th

T1 T 2 1
nr
I1

2（℃･cm/W）- 7-添付 2-33 -・・・（3）

耐火ラッピング施工による許容電流低減率（ADF）の評価条件が，導体温度
T1=90℃，周囲温度 T2 =40℃であることから，ケーブル多条布設及び耐火ラッ
ピング施工による制限を受けた許容電流 I’が以下の式から求められる。

I'

0

90 40
（A）
nrRth

・・・（4）

空中一条布設時の許容電流 I（設計値）に対する耐火ラッピング施工時の許
容電流 I’の割合が，以下の式から求められる。
耐火ラッピング時の許容電流の割合＝I’/I×100（%）

図 12 試験体の構造- 7-添付 2-34 -・・・（5）

6.3.2．試験体の仕様
通電試験に用いる試験体の仕様を表 19 に示す。試験体の仕様は，柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び７号炉に使用する最大のケーブルトレイ幅（W600mm）とし，ケーブルの布設条数（96 条）については，ケーブルトレイに対するケーブルの断面積占積率が，柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉の設計標準の最大値になるよう定めた。
表 19

試験体の仕様
仕様

試験体

ケーブルトレイサイズ

ケーブル布設条数

ケーブルトレイ

W600mm

96 条

6.3.3．試験結果
表 20 に試験結果を示す。柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉のケーブル
布設状態を模擬した場合においては，耐火ラッピング時の許容電流の割合が，
柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉の許容電流の管理基準と同等である。
表 20 通電試験の結果
試験体

空中一条布設時の許容電流 I

ケーブル
トレイ

260A

耐火ラッピング施
工時の許容電流I’

耐火ラッピング時の許容電流の割合（I’/I×100）

以上より，柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉において，米国における許容電流低減率（ADF）の評価結果を用いて設定した許容電流の管理基準は，妥当であることを確認した。

- 7-添付 2-35 -（参考）耐火ラッピング施工箇所の温度監視
柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉では，耐火ラッピングを施工するケーブルトレイについて，ケーブルの許容電流低減率の適切な評価を行うことに加え，
熱こもりがケーブルの健全性に影響を及ぼすことのないように，常時通電状態となるケーブルには，可能な限り耐火ラッピングを施工しない方針としている。しかしながら，一部においては常時通電状態となるケーブルに耐火ラッピングを施工していることから，熱こもりの状態を確認するため，常時通電状態となるケー
ブル及び負荷電流が大きいポンプモータ駆動用動力ケーブルを布設するケーブル
トレイについて，耐火ラッピング内の温度監視を行う。また，耐火ラッピング内にサンプルケーブル（長さ約 1,500mm）を封入しておき，必要に応じてケーブルの劣化状態を確認できるようにする。柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉における耐火ラッピングの温度監視実施箇所を表 21 及び図 13 に示す。
表 21

耐火ラッピングの温度監視実施箇所（a）6 号炉
No.

場所

主な負荷設備・SGTS フィルタ装置用ヒータ

1

原子炉建屋３階 通路

・SGTS 排風機
・SGTS 室空調機
・RHR(A)室空調機

2

原子炉建屋地下２階 通路

・RCIC 復水ポンプ
・RCIC 真空ポンプ（b）7 号炉
No.

場所

主な負荷設備・P／C7C-2 動力変圧器

1

原子炉建屋地下３階 通路

・RCW ポンプ（A）
・RCW ポンプ（D）

2

原子炉建屋地下２階 通路

・RHR ポンプ（A）
・RHR（A）室空調機

3

原子炉建屋地下２階 通路

・RCIC 復水ポンプ
・RCIC 真空ポンプ- 7-添付 2-36 -図 13

耐火ラッピングの温度監視実施箇所（１／４）- 7-添付 2-37 -図 13

耐火ラッピングの温度監視実施箇所（２／４）- 7-添付 2-38 -図 13

耐火ラッピングの温度監視実施箇所（３／４）- 7-添付 2-39 -図 13

耐火ラッピングの温度監視実施箇所（４／４）- 7-添付 2-40 -7．ケーブルトレイ等耐火ラッピング施工時の耐震性について
柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉に使用する耐火ラッピングは，ケーブ
ルトレイへ施工する場合，図 14 に示すように 7 層構造（耐火ラッピング材 6層，空気層 1 層）とする。耐火ラッピング材 1 層の厚さが 10．3mm，密度が 865kg/m3であるため，7 層構造にすると，ケーブルトレイサポートに掛かる荷重が 107kg／m 増加する。耐火ラッピングを施工するケーブルトレイ及び電線管について
は，耐震性を確保するために，個別に耐震性評価を実施し，必要に応じてサポート補強を行っている。

図 14

耐火ラッピング施工時のケーブルトレイ断面図- 7-添付 2-41 -別紙１（１/７）
耐火試験状況（試験体：強化石膏ボードによる壁）時間

試験状況写真
強化石膏ボードによる壁

開始前

３時間後
（試験終了時）火炎が通る亀裂等の損

判定基準

良

傷及び隙間が生じない
こと
非加熱面側に 10 秒を超良

えて発炎を生じない
非加熱面側に 10 秒を超

良

えて火炎が噴出しない

試験結果

合格

- 7-添付 2-42 -別紙１（２/７）
耐火試験状況（試験体：貫通部シール）

時間

試験状況写真断熱材取付けモルタル充填

良

良

良

良

良

良

合格

合格

開始前

３時間後
（試験終了時）火炎が通る亀裂
等の損傷及び隙間が生じないこと判定基準

非加熱面側に10 秒 を 超 え て発炎を生じない

非加熱面側に10 秒 を 超 え て火炎が噴出しない

試験結果- 7-添付 2-43 -別紙１（３/７）
耐火試験状況（試験体：ケーブルトレイ及び電線管貫通部シール）

時間

試験状況写真ケーブルトレイ

電線管

良

良

良

良

良

良

合格

合格

開始前

３時間後
（試験終了時）火炎が通る亀裂等の損傷及び隙間が生じないこと

判定基準

非加熱面側に10 秒を超えて発炎を生じない
非加熱面側に10 秒を超えて火炎が噴出しない

試験結果- 7-添付 2-44 -別紙１（４/７）
耐火試験状況（試験体：扉）

時間

試験状況写真
室内側加熱

室外側加熱

良

良

良

良 ※1

良

良

合格

合格

開始前

３時間後
（試験終了時）

火炎が通る
亀裂等の損
傷及び隙間
が生じない

判定基準

こと
非加熱面側
に 10 秒を超
えて発炎を
生じない
非加熱面側
に 10 秒を超
えて火炎が
噴出しない

試験結果
※1

ドアクローザー部除く- 7-添付 2-45 -別紙１（５/７）
耐火試験状況（試験体：防火ダンパ）

時間

試験状況写真
６号炉角型

７号炉角型①７号炉角型②

良

良

良

良

良

良

良

良

良

合格

合格

合格

開始前

３時間後
（試験終了時）

火炎が通る
亀裂等の損
傷及び隙間
が生じない

判定基準

こと
非加熱面側
に 10 秒を超
えて発炎を
生じない。
非加熱面側
に 10 秒を超
えて火炎が
噴出しない

試験結果

- 7-添付 2-46 -別紙１（６／７）
耐火試験状況（試験体：耐火間仕切り（1）（2））

時間

試験状況写真
耐火間仕切り（1）

耐火間仕切り（2）

良

良

良 ※1

良 ※1

良 ※1

良 ※1

合格

合格

開始前

３時間後
（試験終了時）火炎が通る亀裂等の損傷及び隙間が生じないこと

判定基準

非加熱面側に10 秒を超えて発炎を生じない
非加熱面側に10 秒を超えて火炎が噴出しない

試験結果※1：耐火間仕切りの試験体においては，試験後の耐火間仕切り内部の損傷状態，
煤等の付着が無いことを確認し試験結果良と判定した。

- 7-添付 2-47 -別紙１（７／７）
耐火試験状況（試験体：耐火間仕切り（3））

時間

試験状況写真
耐火間仕切り（3）

開始前

３時間後
（試験終了時）火炎が通る亀裂等の損傷及び隙間が生じ

良

ないこと

判定基準

非加熱面側に10 秒を超えて発炎を生じな良 ※1

い
非加熱面側に10 秒を超えて火炎が噴出し

良 ※1

ない

試験結果

合格

※1：耐火間仕切りの試験体においては，試験後の耐火間仕切り内部の損傷状態，
煤等の付着が無いことを確認し試験結果良と判定した。

- 7-添付 2-48 -別紙２（１/１）
耐火試験状況（試験体：耐火ラッピング）
時間

電線管

ケーブルトレイ良良

貫通口が生じない
こと。

良

良

試験結果

合格

合格

開始前

３時間後

放水試験

試験終了時

判定基準

非加熱面の温度上
昇が平均で 139K，
最大で 181K を越えないこと。

- 7-添付 2-49 -別紙３（１／２）

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉

ケーブルトレイ貫通部における非加熱面側の機器への影響について
1. はじめに
火災区域又は火災区画で火災が発生した場合,加熱側の熱は貫通部を介して非加熱側の火災区域又は火災区画に伝搬する。ケーブルトレイ貫通部では,熱が断熱材等を介して伝搬することとなる。このことから，ケーブルトレイ貫通部における非加熱面側の機器への影響についての評価を行った。
2. ケーブルトレイ貫通部 3 時間耐火試験における適合判定の条件についてケーブルトレイ貫通部の 3 時間耐火試験における試験の合格を判定する条件
は，建築基準法施行令第 129 条の 2 の 5 第 1 項第七号ハの規定に基づく認定に係る性能を評価する「防火区画等を貫通する管の性能試験・評価業務方法書」に基づき, 以下の基準を適用している。
加熱試験の結果，各試験体が次の基準を満足する場合に合格とする。
(1)非加熱側へ 10 秒を超えて継続する火炎の噴出がないこと。
(2)非加熱面で 10 秒を超えて継続する発炎がないこと。
(3)火炎が通る亀裂等の損傷を生じないこと。
上記の条件に加え，非加熱面側への熱影響を低減する目的で，「防耐火性能試
験・評価業務方法書」に基づき耐火壁の合格を判定する下記温度条件を，ケー
ブルトレイ貫通部 3 時間耐火試験の適合判定の条件として適用している。
(4)試験体の非加熱面側温度上昇が最高で 180K（℃）以下であること。

3. 非加熱面側のケーブルトレイ貫通部周囲への熱影響について
3．1 非加熱面側ケーブル貫通部表面の最高到達温度について
非加熱面側ケーブルトレイ貫通部表面には，図 1 に示すように断熱材,ケーブル等を介して熱が伝わる。
ケーブルトレイ貫通部の非加熱面側温度の上昇は,2.(4)で示す適合基準から「非加熱面側温度上昇は 180℃以下」であることから,非加熱面側ケーブル
トレイ貫通部表面の最高到達温度は,非加熱面側温度上昇 180℃に非加熱面
側雰囲気温度を加えた温度となる。プラント内の設計環境温度は,最高 40℃であることから,非加熱面側表面の最高到達温度は 220℃となる。

- 7-添付 2-50 -別紙３（２／２）

図１

非加熱面側のケーブルトレイ貫通部周囲への熱影響

3．2 非加熱面側ケーブルトレイ貫通部表面温度が機器に与える影響について
ケーブルトレイに設置される設備は,ケーブルのみである。そのため,非加熱面側ケーブルトレイ貫通部温度が与える影響としてケーブルを評価する。
難燃性ケーブルが,自然発火する温度は概ね 300℃以上である。このため,非加熱面側ケーブルトレイ貫通部表面温度が 220℃に加熱された場合でも,非加熱面側ケーブルトレイ貫通部周囲のケーブルが自然発火し非加熱面側のケーブルが延焼することはない。
更に,ケーブルトレイ貫通部処理の性能は,適合基準 2.(1),(2),(3)を満足する性能であることから,加熱面側の火災が貫通部を通して直接非加熱面側に伝搬することはない。
以上のことから,加熱面側の火災が非加熱面側の機器に与える影響はない。

- 7-添付 2-51 -別紙４（１／６）

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉

配管貫通部における非加熱面側の機器への影響について
1. はじめに火災区域を構成する配管貫通部が火災時に加熱されると，配管の伝熱により隣接する非加熱面側配管の温度が上昇し，当該配管の周囲に設置される機器及び配管に直接取り付く機器へ熱影響を及ぼす可能性があることから，以下のとおり非加熱面側の機器への影響について評価を行った。
2. 非加熱面側の貫通配管周囲の機器への影響について
非加熱面側の貫通配管周囲の機器（図１参照）への影響は，貫通している配管（保温材の設置有無、液体を内包する配管，気体を内包する配管）により影響が異なるため，以下のとおり評価を実施した。

図１2.1

非加熱面側の貫通配管周囲の機器への伝熱影響

保温材付配管
保温材付配管は，加熱面側の加熱及び非加熱面側の放熱が抑制され，ケー
ブルトレイや電動弁等への輻射熱が抑制される。また，火災感知器及び固定式消火設備により火災の早期感知及び早期消火ができ，配管加熱も抑えられるため，非加熱面側の貫通配管の温度上昇を抑えることができる。
したがって，配管内の保有水が蒸発することもなく，非加熱面側の貫通配管周囲に設置する機器への影響はない。

- 7-添付 2-52 -別紙４（２／６）
2.2

液体を内包する配管
液体を内包する配管として，水配管と燃料（軽油）移送配管がある。
水配管は，火災により加熱されても，配管径全体の保有水により熱が吸収されるため，非加熱面側の温度上昇が抑制される。また，火災感知設備及び固定式消火設備により，火災の早期感知及び早期消火ができ，配管加熱が抑えられるため，非加熱面側の貫通配管の温度上昇を抑えることができる。
したがって，非加熱面側の貫通配管周辺の機器への影響はなく，保有水が蒸発することもない。
燃料（軽油）移送配管は，ディーゼル発電機燃料の軽油タンク及びデイタ
ンクからディーゼル発電機までの配管のみであり，軽油タンクから建屋貫通部までは屋外に敷設しているため，火災により加熱された場合でも配管系全体の軽油により熱が吸収されるうえに，配管から大気に放熱されることから
配管温度の上昇は抑えられる。また，火災感知設備及び固定式消火設備により，火災の早期感知及び早期消火ができ，配管加熱が抑えられるため，非加熱面側の貫通配管の温度上昇を抑えることができる。
したがって，非加熱面側の貫通配管周辺の機器への影響はなく，軽油が気化することもない。

2.3

気体を内包する配管
気体を内包する配管は、配管内部が気体であることから，熱容量が小さく，
非加熱面側の貫通配管の温度が上昇することが想定されるため，ISO834 の加熱曲線により 3 時間加熱した耐火試験において，貫通配管表面の温度を 300mmごとに測定し，図２－１に示すように線形補完により貫通配管表面温度が173℃ ※１ 以下となるために必要な耐火材長さの確認を行った。
この試験体・温度測定の概要図を 7-添付 2-6 頁の図 3-2 に，必要な耐火材
長さの確認結果を図２－２に示す。
※1：換気空調設備の最低設計温度 10℃に米国 Regulatory Guide 1.189に規定されている配管貫通部非加熱面側の配管表面の温度上昇量
163℃を考慮して 173℃以下とした。

- 7-添付 2-53 -別紙４（３／６）

100A 配管の 3 時間耐火試験
配管表面温度

図２－１

図２－２

耐火試験における表面温度と耐火炉壁からの距離

非加熱面側の貫通配管表面温度が 173℃以下となる耐火材長さ

図２－２に示す配管口径と非加熱面側貫通配管表面の温度が 173℃となる
耐火材長さの確認結果を踏まえて気体を内包する配管貫通部に対して，耐火対策として壁厚＋加熱面側の断熱材＋非加熱面側の断熱材の合計長さが173℃以下となる耐火材長さ以上とするように断熱材を設置する。
対策イメージを図３に示す。

- 7-添付 2-54 -別紙４（４／５）

図３

耐火対策イメージ- 7-添付 2-55 -別紙４（５／６）
3. 非加熱面側の貫通配管に直接取付く機器への影響について
配管貫通部の非加熱面側の貫通配管に直接取付く機器への影響（図４）は，貫通している配管（保温材の設置有無，液体を内包する配管，気体を内包する配管）により影響が異なるため，以下のとおり評価を実施した。

図４ 非加熱面側の貫通配管に直接取り付く機器への影響
3.1

保温材付配管
保温材付配管は，２．１項に示すとおり，加熱面側における加熱が抑制され，配管に直接取り付く機器の耐熱温度は高い。また，火災感知器及び固定式消火設備により火災の早期感知及び早期消火ができ，配管加熱も抑えられるため，非加熱面側の貫通配管の温度上昇を抑えることができる。
したがって，非加熱面側の貫通配管周囲に設置する機器への影響はない。

3.2

液体を内包する配管
液体を内包する配管は，２．２ 液体を内包する配管にて評価したとおり，
非加熱面側の温度上昇を抑えることができることから，非加熱面側の貫通配管に直接取り付く機器への影響はない。

3.3

気体を内包する配管
気体を内包する配管は，配管内部が気体であることから，熱容量が小さく，
非加熱面側の貫通配管の温度が上昇することが想定されるため，２．３気体を内包する配管での確認結果を踏まえ，耐火対策として壁厚＋加熱面側の断熱材＋非加熱面側の断熱材の合計長さが 173℃以下となる耐火材長さ以上とするように断熱材を設置する。

- 7-添付 2-56 -別紙４（６／６）
4. 影響評価結果
２項及び３項に示すとおり，耐火壁を貫通する配管からの伝熱は，非加熱面側の機器へ影響を与えることはない。

- 7-添付 2-57 -別紙５（１／４）

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉

米国原子力規制庁報告書（NUREG1924）で示された耐火ラッピングを適用可能と判断することの妥当性について
1. はじめに
柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉における安全機能を有する機器の系統分離として，ケーブルトレイ等に施工する 3 時間耐火性能を有する耐火ラッ
ピングは，米国原子力規制庁の報告書（NUREG1924）に示された火災耐久試験に合格していることから，適用可能と判断している。以下では,米国における火災耐久試験結果から適用可能と判断することの妥当性を示す。
2. 火災耐久試験の試験条件について
米 国 に お け る 耐 火 ラ ッ ピ ン グ の 火 災 耐 久 試 験 で は ， REGULATORY GUIDE
1.189Rev.2 に基づき，ASTM E119 に規定される耐火壁等の試験条件で試験を実施している。一方，日本国内における耐火壁等の火災耐久試験では，建築基準法（防耐火性能試験・評価業務方法書）に基づき，ISO834 に規定される試験
条件で試験を実施している。ASTM E119 と ISO834 に基づく火災耐久試験の試
験条件の比較を表 1 に示す。
表1

火災耐久試験条件の比較

比較項目

加熱温度

ASTM E119

ISO834

10 分経過時

704℃

678℃

30 分経過時

843℃

842℃

1 時間経過時

927℃

945℃

2 時間経過時

1010℃

1049℃

3 時間経過時

1052℃

1110℃

温度上昇に係る判定基準

非加熱面側の温度上昇
非加熱面側の温度上昇
値が平均で 139K，最大で 値が平均で 140K，最大で181K を超えないこと。
180K を超えないこと。

ASTM E-119 と ISO834 に基づく火災耐久試験の加熱温度を比較すると，相対差は最大でも 3 時間経過時点で 5%であり，同程度である。また，ASTM E-119 とISO834 の温度上昇に係る判定基準についても優劣がなく同程度である。従って，耐火ラッピングの火災耐久試験の判定基準としては，ASTM E-119 に規定される試験条件で 3 時間耐火性能を有することとする。

- 7-添付 2-58 -別紙５（２／４）
なお，参考までに以下に示すとおり，柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉に使用する耐火ラッピングは ASTM E-119 に基づく 3 時間 30 分の火災耐久試験にも合格していること，試験体の寸法は柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉の耐火ラッピング対象のケーブルトレイ及び電線管を包絡すること，耐火ラッ
ピングの材料及び施工方法について品質を確保していることから，十分な耐火性能を有している。
3. ASTM E-119 に基づく 3 時間 30 分の火災耐久試験について
柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉に使用する耐火ラッピングは，ASTM
E-119 に基づく 3 時間 30 分の火災耐久試験を実施し，図 1 に示す通り，温度上昇の判定基準を満足している。６号及び 7 号炉に使用する耐火ラッピングの火災耐久試験時の温度上昇特性は，ラッピング材（水酸化アルミニウム）の吸熱効果により，一時的に温度上昇が抑制されるが，3 時間経過以後は吸熱効果が喪失して線形な特性となる。このため，3 時間以上の火災耐久試験では経過時間に比例して厳しい条件となる。

図 1 ６号及び７号炉に使用する耐火ラッピングの火災耐久試験時の内部温度上昇特性（出典：FIRE ENDURANCE TEST OF 3M INTERAM MAT FIRE
PROTECTIVE ENVELOPES（6in. wide and 24 in. by 4 in. Deep Steel
Ladder-Back Cable Trays Project No.14540-99417））- 7-添付 2-59 -別紙５（３／４）
次に， ASTM の 3 時間 30 分火災耐久試験と ISO834 の 3 時間火災耐久試験について，試験体に入力される供給熱量の比較を行った。
耐 火 炉 の 熱容 量 を C[J/K]と す ると ， 単 位 時間 Δt[s]あ た り の 供 給 熱 量
ΔP[J]は加熱温度ΔT[K]に対して下記の式で算出できる。
P C T
t[J ]
また,試験体に供給される総供給熱量は,上記の式の試験時間の総和とる。

P

C

T

t[J ]

ASTM 加熱曲線での 3 時間 30 分経過時点の総供給熱量を P ASTM,ISO 加熱曲線での 3 時間経過時点の総供給熱量 PISO とすると，下記に示す通り PASTM の方が PISO
よりも大きい。
PASTM

12.1 10 6 C[ J ]PISO

10.5 10 6 C[ J ]

PASTM

図1

PISO

ASTM 加熱曲線と ISO 加熱曲線の総供給熱量の比較

以上より，柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉に使用する耐火ラッピング
は，ASTM E-119 又は ISO834 に基づく加熱曲線のいずれを用いた 3 時間火災耐久試験に対しても，十分な耐火性能を有していると考えられる。

- 7-添付 2-60 -別紙５（４／４）
4. 火災耐久試験に用いた試験体の寸法について
米国試験結果で示されている（3 時間耐火）火災耐久試験で試験されたケー
ブルトレイ及び電線管のサイズ，及び柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉で耐火ラッピング施工を適用するケーブルトレイ及び電線管のサイズを表 1 に示す。
表 1 の通り，柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉において，耐火ラッピン
グ施工を適用するケーブルトレイ及び電線管のサイズは，米国において実証されたサイズに包含される。
表 1 ケーブルトレイ・電線管サイズの比較
柏崎刈羽原子力発電所６号

種別

米国の火災耐久試験体

ケーブルトレイ

W152～W610mm

W300～W600mm

電線管

φ27～φ128mm

φ28～φ106mm

及び７号炉

5. 米国試験結果の認証範囲について
米国試験結果で 3 時間耐火性能を認証している範囲は，耐火ラッピングの材料に加え,施工方法（耐火ラッピングの施工厚さや重ね巻き幅等）も認証範囲として規定されている。
柏崎刈羽原子力発電所６号及び 7 号炉では，米国試験結果で認証された耐火ラッピング材料と同様の材料を使用する。また,施工については国内企業が施工するが，米国ラッピングメーカの認定を受けた作業者が施工しており,さらに施工時には，米国からラッピングメーカ技術者を派遣し,米国で認証された施工と同等の施工となるよう，施工品質を確保している。
以上より，柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉において，米国試験結果で示された耐火ラッピングを適用することは,妥当であると判断した。

- 7-添付 2-61 --7-添付 3-1-

添付資料３

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における中央制御盤内の分離について柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における中央制御盤内の分離について

中央制御室の制御盤は，スイッチ，配線等の構成部品に単一火災を想定しても，近接する他構成部品に影響が波及しないことを確認した実証試験の知見に基づく分離設計を行っており，以下に確認した実証試験の概要を示す。
対象

盤内状況

実証試験概要１．目的鋼板で覆った操作スイッチに火災が発生しても，適切な分離距離を確保している場合は，近接する操作スイ
ッチに火災の影響が及ばないことを確認する。

操作スイッチ-7-添付 3-1-

２．試験内容(1) 過電流による火災（内部発火）鋼板で覆われた分離型操作スイッチに過電流を通電することで，分離型操作スイッチ内の内部火災を模擬し，隣接する
一般操作スイッチへの影響を確認した。
【判定基準】
隣接する一般操作スイッチへの延焼性（目視による確認）(2)

バーナー着火による火災（外部火災）
鋼板で覆われた分離型操作スイッチの外部からバーナーで着火することで，制御盤内での火災を模擬し,分離型
操作スイッチへの影響を確認した。
【判定基準】
a.絶縁抵抗測定
b.通電確認（ランプ点灯にて確認）
c.操作性の確認

添付資料３

３．試験結果鋼板で覆った分離型操作スイッチに火災が発生しても,適切な分離距離を確保している場合は，近接する一般操作スイッチに火災の影響が及ばないことを確認した。
また,制御盤内の火災が発生しても，鋼板で覆われた分離型操作スイッチには,火災の影響が及ばないことを
確認した。

対象

盤内状況

実証試験概要１．目的
金属製バリア又は盤内配線ダクト内に設置している区分の配線に火災が発生しても，異区分の配線に火災の影響が及ばないことを確認する。
２．試験内容(1) 空間距離
配線を収納したダクトを並べ,ダクトの距離を自由に変えられるようにし，片側のダクトの配線にバーナーで着火し,もう一方のダクトへの影響を確認した。
【判定基準】
隣接する盤内配線ダクトの影響度（目視確認（変色,変形等））(2)

盤内配線ダクト-7-添付 3-2-

電線管バリア
配線を収納したダクトを並べ，ダクトの距離を自由に変えられるようにし,ダクトの間に板厚 3.2mmの金属バリアを設置し，片側のダクトの配線にバーナーで着火し,金属バリアがある場合のもう一方のダクトへの影響を確認した。
【判定基準】
隣接する盤内配線ダクトの影響度（目視確認（変色,変形等））

３．試験結果
金属製バリアがない場合は，垂直ダクト間で 5cm 以上，水平ダクト間では 10cm 以上距離があれば,もう一方へのダクトへの影響がないことを確認した。
金属製バリアがある場合は，3cm の距離であっても,もう一方へのダクトへの影響がないことを確認した。
なお，塩化ビニル電線と難燃性電線の相違はなかった。

対象

盤内状況

実証試験概要
１．目的
制御盤内に設置している金属外装ケーブルが制御盤内の火災により影響を受けないことを確認する。

２．試験内容(1)

金属外装ケーブル
ケーブルを収納した,電線管及びフレキシブル電線管を外部からバーナーで着火し，電線管及びフレキシブル電線管内のケーブルへの影響を確認した。

-7-添付 3-3-

金属外装ケーブル【判定基準】
・絶縁抵抗測定・絶縁被覆の形状（溶融等の有無）

３．試験結果
電線管において,塩化ビニル電線の被覆は，一部表面が溶着するが,難燃性電線には変化は見られなかった。
フレキシブル電線管も塩化ビニル電線の被覆は，一部表面が溶着するが，難燃性電線には変化は見られなかった。
電線管及びフレキシブル電線管の塩化ビニル電線，
難燃性電線の絶縁抵抗は，試験前後に変化はなく，電線管及びフレキシブル電線管に収納すること
で分離機能を有することが確認できた。

対象

盤内状況

実証試験概要１．目的
中央制御室に設置している制御盤に火災が発生しても，隣接する制御盤に火災の影響が及ばないことを確認する。制御盤は,ベンチ,直立盤の 2 種類で確認する。
２．試験内容(1) 制御盤バーナー着火試験
制御盤内の外部ケーブルの立上がり部をバーナーにより強制着火し，隣接制御盤への火災の影響を確認した。隣接制御盤への影響は,下記の判定基準に基づき確認した。

制御盤-7-添付 3-4-(2)

制御盤油点火試験管
制御盤内にオイルパンを設置し，白灯油 1.5ℓ に強制着火させ制御盤内の全面火災による隣接制御盤への火災の影響を確認した。隣接制御盤への影響は,下記の判定基準に基づき確認した。

(3)

判定基準
・隣接制御盤の変色，変形の有無
・隣接制御盤の通電性の確認（ランプ点灯にて確認）
・火災鎮火後の隣接制御盤の操作性の確認
・火災鎮火後の隣接制御盤の絶縁抵抗測定

３．試験結果金属で覆われ,分離している制御盤内に火災が発生しても,火災の影響は火災源の制御盤内に留まることを確認した。従って,隣接制御盤へ火災の影響はなく，分離性が確保されることを確認した。

添付資料４

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における中央制御室のケーブルの分離状況

添付資料４

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における中央制御室のケーブルの分離状況

上部中央制御室

異なる系列のケーブルの分離処置を実施

中央制御室床下
下部中央制御室

区分Ⅱケーブル処理室へ

区分Ⅰケーブル処理室へ- 7-添付 4-1 -区分Ⅰケーブル

区分Ⅱケーブル資料８

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における内部火災影響評価について
1．概 要「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」（以下，「火災防護審査基準」という。）は，原子炉施設が火災によりその安全性が損なわれないよう，必要な火災防護対策を要求しており，「原子力発電所の内部火災影響
評価ガイド」（以下，「内部火災影響評価ガイド」という。）では，これらの要求に基づく火災防護対策により，原子炉施設内で火災が発生しても，原子炉の安全停止に係る安全機能が確保されることを確認するために実施する内部火災影
響評価の手順の一例が示されている。
本資料で,柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉に対して「内部火災影響評価
ガイド」を参照して内部火災影響評価を行い，原子炉の安全停止が可能であることを確認する。
2．要求事項内部火災影響評価は，「火災防護審査基準」の「2.3 火災の影響軽減に基づき実施することが要求されている。

2.3.2」

2.3.2 原子炉施設内のいかなる火災によっても、安全保護系及び原子炉停止系の作動が要求される場合には、火災による影響を考慮しても、多重化されたそれぞれの系統が同時に機能を失うことなく、原子炉を高温停止及び低温停止できる設計であること。
また、原子炉の高温停止及び低温停止が達成できることを、火災影響評価により確認すること。
（火災影響評価の具体的手法は「原子力発電所の内部火災影響評価ガイド」による。）（参考）「高温停止及び低温停止できる」とは、想定される火災の原子炉への影響を考慮して、高温停止状態及び低温停止状態の達成、維持に必要な系統及び機器がその機能を果たすことができることをいう。

また，いかなる火災によっても原子炉を高温停止及び低温停止できる設計であることを確認する際，原子炉の安全確保の観点により，内部火災影響評価ガ
イドにおいて要求される以下の事項を考慮する。

- 8-1 -

4.火災時の原子炉の安全確保
3.に想定する火災に対して、・原子炉の安全停止に必要な機能を有する系統が、その安全機能を失わないこと（信頼性要求に基づき独立性が確保され、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）。
内部火災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、その影響（火災）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。

なお，「発電用軽水型原子炉施設の火災防護に関する審査指針」（以下，火災防護審査指針）では下記のとおり要求されている。
３－２ 原子炉施設内のいかなる場所の想定される火災に対しても、この火災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、単一故障を仮定しても、原子炉を高温停止できる設計であること。
低温停止に必要な系統は、原子炉施設内のいかなる場所の想定される火災によっても、その機能を失わない設計であること。
（解説）(1)３－２の要求事項は、安全設計審査指針の指針９．に定める原子炉施設一般の要求事項である信頼性に関する設計上の考慮における考え方を、火災による外乱発生時にも適用したものである。
「単一故障を仮定」とは、想定される火災により出力運転中の原子炉に外乱が及び、原子炉を速やかに停止し、かつ、停止状態を維持する必要が生じた場合、高温停止のため新たに作動が要求される安全保護系、原子炉停止系の機器に単一故障（原子炉又は蒸気発生器に給水する系統の機器の新たな作動が要求される場合には、その系統の機器に単一故障）を仮定することを要求するものである。大規模な地震等の苛酷な自然現象の発生により火災が発生する可能性が１－３の措置を講じることにより十分低減されている構
築物、系統及び機器で火災が発生し、又は当該自然現象と無関係に火災が発生する場合については、当該火災と無関係な故障まで考慮する必要はない。
(2)「高温停止できる」とは、想定される火災の原子炉への影響を考慮して、高温停止状態の達成に必要な系統及び機器がその機能を果たすことができることをいう。
(3)「その機能を失わない設計であること」とは、低温状態に移行する場合にあっては低温停止に必要な系統のうち少なくとも一つは機能すること、低温状態を維持する場合にあっては低温停止状態が維持されることをいう。

- 8-2 -

3．内部火災影響評価手順の概要「内部火災影響評価ガイド」を参照して実施した柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉の内部火災影響評価の手順の概要を示す（図 1 参照）。
火災区域は、火災防護対象機器及び火災防護対象ケーブル（以下，「ターゲッ
ト」という）の設置状況を考慮し各建屋に設定する（資料 3 参照）。
設定した各火災区域について，「情報及びデータ収集・整理」として可燃性物
質，機器，ケーブル，隣接区域との関係等を調査し，各火災区域の特徴を示す「火災区域特性表」を作成する。
一次スクリーニングとして，当該火災区域の火災影響評価を実施する前に，
隣接火災区域への火災伝播評価を実施し，隣接火災区域への影響の有無を確認する。
一次スクリーニングの結果，「隣接火災区域に影響を与えない火災区域」については，二次スクリーニングとして，当該火災区域内の全可燃性物質の燃焼，全機器の機能喪失を想定し，原子炉の安全停止に必要な成功パス（以下，「安全停止パス」という。）の有無を確認する。安全停止パスが少なくとも一つ確保され，原子炉の安全停止が可能であれば，当該火災区域をスクリーンアウトする。
スクリーンアウトされない火災区域については，当該火災区域に設置されたターゲットが「火災防護審査基準」の「2.3 火災の影響軽減」に基づく火災防護対策の対象か否かを確認する。火災防護対策の対象となっていないターゲッ
トが存在する場合には，詳細な火災影響評価を行い，原子炉の安全停止機能への影響の有無を確認する。詳細評価により原子炉の安全停止に影響を与える場
合には，火災防護対策を実施する。
一方，一次スクリーニングの結果，「隣接火災区域に影響を与える火災区域」
については，二次スクリーニングとして，当該火災区域と隣接火災区域のター
ゲットの有無を確認する。当該火災区域内及び隣接火災区域内の全可燃物の燃
焼，全機器の機能喪失を想定しても，安全停止パスが少なくとも一つ確保され，原子炉の安全停止が可能であれば，当該火災区域はスクリーンアウトする。
スクリーンアウトされない火災区域については，「 隣接火災区域に影響を与えない火災区域」と同様に，当該火災区域のターゲットが「火災防護審査基準」の「2.3 火災の影響軽減」に基づく火災防護対策の対象か否かを確認し，対象でない場合は，詳細な火災影響評価を実施し原子炉の安全停止機能への影響の有無を確認する。
火災区域特性表の作成，一次スクリーニング，二次スクリーニングについて，
次項以降に示す。

- 8-3 -

内部火災影響評価

開始

火災区域の設定（資料3にて実施）
原子炉の安全停止に必要な設備が設置されている建屋について、これら設備の設置状況を考慮し、「火災区域」を設定。

火災区域特性表の作成（情報・データの収集・整理）
各火災区域内の可燃性物質、機器、ケーブル、隣接区域との関係等を調査し、火災区域の特徴を示す「火災区域特性表」を作成。

一次スクリーニング：隣接火災区域への火災伝播評価
当該火災区域の火災影響評価を実施する前に，隣接火災区域への火災伝播評価を実施し，隣接火災区域への影響の有無を確認。

二次スクリーニング：隣接火災区域に影響を与えない火災区域に対する火災影響評価
当該火災区域内に設置される全機器の機能喪失を想定した場合，安全停止パスが少なくとも一つ確保され，原子炉の安全停止が可能であれば，当該火災区域はスクリーンアウト。

スクリーンアウトされない火災区域
当 該火 災区 域内の ター ゲット に対する火災防護対策実施状況を確認

火災防護対策を実施する
ターゲット
スクリーンアウトスクリーンアウト

火災防護対策を実施しない
ターゲット
詳細な火災影響評価を実施

火災影響無し二次スクリーニング：隣接火災区域に影響を与える火災区域に対する火災影響評価
当 該火 災区域 内及 び隣接 火災 区域 内に設 置さ れる
全機器の機能喪失を想定した場合，安全停止パスが少なくとも一つ確保され，原子炉の安全停止が可能であれば，当該火災区域はスクリーンアウト。

スクリーンアウトされない火災区域
当該火災区域内のターゲットに対する火災防護対策実施状況を確認

火災防護対策を実施する
ターゲット
スクリーンアウト

火災影響有り

火災防護対策実施

火災防護対策を実施しない
ターゲット
詳細な火災影響評価を実施

火災影響無し

火災影響有り

火災防護対策実施

火災による影響を考慮しても、多重化されたそれぞれの系統が同時に機能を失うことなく、原子炉の安全停止が可能。
図1

火災影響評価の手順の概要フロー- 8-4 -

4．火災区域特性表の作成（情報及びデータの収集・整理）
火災影響評価では，各火災区域に設置される機器等の情報を使用して評価を実施することから，これらの評価に先立ち，以下の手順に従って火災区域特性表を作成する。なお，火災区域特性表の代表例を添付資料３に示す。
4.1．火災区域の特定資料３にて設定した火災区域に対して，以下の情報を調査し，火災区域特性表に記載する。
(1)プラント名(2)建屋名(3)火災区域番号（添付資料 1）

4.2．火災区域の火災ハザードの特定
各火災区域内に存在する火災ハザード調査として，以下の情報を整理し，火災区域特性表に記載する。
(1)火災区域内の部屋番号，名称(2)床面積(3)発熱量(3)火災荷重(4)等価時間 （注）注：等価時間＝火災荷重（単位面積当りの発熱量）／燃焼率（単位時間単位面積当たりの発熱量）

4.3．火災区域の防火設備
各火災区域内の防火設備について，以下の情報を調査し，火災区域特性表に記載する。
(1)火災感知器(2)主要消火設備(3)消火方法(4)消火設備のバックアップ(5)障壁耐火時間（他の火災区域との境界の耐火時間）
4.4．隣接火災区域への火災伝播経路
各火災区域から隣接する火災区域（火災区域を構成する各部屋）への火災伝播経路を調査し，火災区域特性表に記載する。なお，隣接する火災区域は，火災を想定する当該火災区域の上下，前後，左右の６面のうち，一部でも接している火災区域（火災区域を構成する各部屋）を選定する。

- 8-5 -

(1)隣接火災区域番号(2)隣接火災区域内の部屋番号，名称(3)火災伝播経路(4)障壁の耐火能力(5)隣接区域の消火形式(6)伝播の可能性
4.5．火災により影響を受ける火災防護対象機器の特定
資料 2「柏崎刈羽原子力発電所 ６号及び７号炉に原子炉の安全停止に必
要な機器の選定について」により選定した火災防護対象機器が，当該火災区域の火災により影響を受けるものとして，火災区域特性表に記載する。
4.6．火災により影響を受ける火災防護対象ケーブルの特定
4.5．項で特定した「火災防護対象機器」の電源，制御，計測ケーブルである「火災防護対象ケーブル」を，火災区域特性表に記載する。
火災影響評価では，安全停止パスが少なくとも一つ確保されるか否かを確認するが，その際には，ポンプや弁等の火災防護対象機器の機能喪失に加え，火災防護対象ケーブルの断線等も想定して，火災影響評価を行うことから，
火災防護対象ケーブルが敷設されている火災区域を調査し，火災区域特性表に記載する。
4.7．火災シナリオの設定
火災区域内の火災源及び火災防護対象機器の設置状況を踏まえ，火災影響
評価及び火災伝播評価における火災シナリオを設定し，火災区域特性表に記載する。

- 8-6 -

5．一次スクリーニング
当該火災区域の火災発生時に，隣接火災区域に影響を与える場合は，隣接火災区域も含んだ火災影響評価を行う必要があることから，当該火災区域の火災影響評価を実施する前に，隣接火災区域への火災伝播評価を実施する（図２参照）。
5.1．隣接区域との境界の開口の確認
隣接区域との境界の障壁に開口がない場合は，火災が直接，隣接火災区域に影響を与える可能性がないことから，火災区域特性表により，隣接火災区域との境界の開口の有無を確認し，隣接火災区域への火災伝播の可能性を確認する。

5.2．等価時間と障壁の耐火性能の確認
当該火災区域の等価時間が，火災区域を構成する障壁の耐火能力より小さければ，隣接火災区域への影響はないことから，火災区域特性表により，火災区域の等価時間と火災区域を構成する障壁の耐火能力を比較し，隣接火災
区域への火災伝播の可能性を確認する。

一次スクリーニング

開始

隣接区域への開口部が存在

Yes

する

No

等価時間＞障壁の耐火能力

Yes

No
隣接火災区域に影響を与えない火災区域
図２

隣接火災区域に影響を与える火災区域

一次スクリーニングの概要フロー- 8-7 -

6．二次スクリーニング
6.1．隣接火災区域に影響を与えない火災区域の火災影響評価
隣接火災区域に影響を与えない火災区域について，当該火災区域内に設置される全機器の機能喪失を想定しても，安全停止パスが少なくとも一つ確保される場合には，当該火災区域の火災発生を想定しても，原子炉の安全停止に影響を与えない。
一方，安全停止パスを一つも確保できない場合は，「火災防護審査基準」の「2.3 火災の影響軽減」に基づく火災防護対策の実施状況を確認する。火災防護対策の対象となっていないターゲットが存在する場合は，詳細な火災影
響評価を行い原子炉の安全停止への影響の有無を確認する。火災により原子炉の安全停止に影響を与える評価結果となった場合には，火災防護対策を実施する。
原子炉の安全停止への影響については，以下の手順に従って評価する（図4 参照）。
6.1.1．安全停止パスの確認
当該火災区域内に設置される全機器の機能喪失を想定しても，原子炉の安全停止パスが少なくとも一つ確保されるか否かを，以下のとおり確認する。
(1) 安全停止パスの確保に必要な系統，機器の組合せ
安全停止パスの有無の確認にあたって，系統の多重性及び多様性を踏
まえて安全停止パスの確保に必要な系統，機器の組合せを整理した（添付資料２参照）。
(2) 安全停止パスの確認
4.5．項で選定した火災防護対象機器について，当該火災区域の火災による影響の可否を基に，添付資料２により火災の影響を直接受ける緩和系を確認し，その結果を火災区域特性表に記載する。（添付資料３参照）
火災の直接影響あるいは間接影響によっても各々の緩和系のいずれかが確保される場合，安全停止パスが確保されることになる。
なお，火災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ことが否定できない場合には，内部火災影響評
価ガイドに基づき，高温停止の成功パスの確認において単一故障を考慮する。

- 8-8 -

6.1.2．スクリーンアウトされる火災区域
安全停止パスが少なくとも一つ確保される火災区域は，当該火災区域に火災を想定しても原子炉の安全停止に影響を与えないことから，スクリー
ンアウトする。
6.1.3．スクリーンアウトされない火災区域
安全停止パスが一つも確保できない火災区域は，当該火災区域に火災を想定した場合，原子炉の安全停止に影響を与える可能性がある。
この場合，当該火災区域で火災の影響により安全停止パスが確保できない主原因となった部屋に対して，「火災防護審査基準」の「2.3 火災の影響軽減」に基づく火災防護対策の実施状況を確認する。火災防護対策の実施対象となっていないターゲットについては詳細な火災影響評価を行い，安全停止パスが確保可能か否か確認する。詳細な火災影響評価の結果，火災の影響を受けて安全停止パスが確保できないと評価された場合は火災防護対策を行い，原子炉の安全停止パスを少なくとも一つ確保する。

- 8-9 -

隣接火災区域に影響を与えない火災区域の火災影響評価 開始

当該火災区域の火災による全機能喪失を想定しても安全停止パスが少なくとも一つ確保されるかNo

詳細な火災影響評価

Yes

ターゲットが火災影響を受けるかNo

Yes
スクリーンアウト
火災防護対策実施

火災による影響を考慮しても、多重化されたそれぞれの系統が同時に機能を失うことなく、原子炉の安全停止が可能。

図4

隣接火災区域に影響を与えない火災区域の火災影響評価手順の概要フロー- 8-10 -6.2．隣接火災区域に影響を与える火災区域に対する火災影響評価
隣接火災区域に影響を与える火災区域については，当該火災区域と隣接火災区域それぞれにおいてターゲットの有無を確認する。当該火災区域内及び隣接火災区域内に設置される全機器の機能喪失を想定しても，安全停止パスが少なくとも一つ確保される場合には，当該火災区域の火災発生により隣接火災区域に影響を与えることを想定しても，原子炉の安全停止に影響はない。
一方，安全停止パスを一つも確保できない場合は，「火災防護審査基準」の「2.3 火災の影響軽減」に基づく火災防護対策の実施状況を確認する。火災防護対策の対象となっていないターゲットが存在する場合は，詳細な火災影
響評価を行い原子炉の安全停止への影響の有無を確認する。火災により原子炉の安全停止に影響を与える評価結果となった場合には，火災防護対策を実施する。
原子炉の安全停止への影響については，以下の手順に従って評価する（図 5参照）。
6.2.1．当該火災区域のターゲットの確認
当該火災区域のターゲットの有無を確認する。当該火災区域にターゲットが存在しない場合，隣接火災区域の火災による安全停止パスの確保の可否を確認する。
6.2.2．隣接火災区域のターゲットの確認
当該火災区域にターゲットが存在する場合においては，改めて隣接火災区
域のターゲットの有無を確認する。隣接火災区域にターゲットが存在しない
場合，当該火災区域から隣接区域への延焼を想定しても，原子炉の安全停止に影響を与えないことから，当該火災区域の火災による安全停止パスの確保の可否を確認する。
6.2.3．安全停止パスの確認
当該火災区域及び隣接火災区域のターゲットの有無の組合せに応じて，安全停止パスが少なくとも一つ確保されるか否か確認する。確認は，6.1.1．項と同様に行う。
6.2.4．スクリーンアウトされる火災区域
当該火災区域及び隣接火災区域のターゲットの有無の組合せに応じて，安全停止パスが少なくとも一つ確保される火災区域は，当該及び隣接火災区域に火災を想定しても，原子炉の安全停止に影響を与えない。

- 8-11 -6.2.5．スクリーンアウトされない火災区域
安全停止パスが一つも確保できない火災区域は，その火災区域に火災を想定した場合，原子炉の安全停止に影響を与える可能性がある。
この場合，当該火災区域及び隣接火災区域のターゲットの有無の組合せに応じて，火災の影響により安全停止パスが確保できない主原因となった部屋に対して，「火災防護審査基準」の「2.3 火災の影響軽減」に基づく火災防護対策の実施状況を確認する。火災防護対策の実施対象となっていな
いターゲットについては詳細な火災影響評価を行い，安全停止パスが確保可能か否か確認する。詳細な火災影響評価の結果，火災の影響を受けて安全停止パスが確保できないと評価された場合は火災防護対策を行い，原子炉の安全停止パスを少なくとも一つ確保する。

- 8-12 -- 8-13 -No

Yes

火災防護対策の
実施

Yes

スクリーン
アウト

No

火災防護対策の実施

Yes

ターゲットが火災影響を受けるか

詳細評価

ターゲットが火災影響を受けるかNo

ターゲットに火災防護対策が実施されているか

詳細評価

Yes

No

No

Yes

当該区域の安全機能が全喪失しても、少なくとも一つの安全停止パスが確保されるか？

No

ターゲットに火災防護対策が実施されているかNoNo

当該火災区域にターゲットがあるか。

スクリーン
アウト

Yes

No

Yes

隣接区域の安全機能が全喪失しても、少なくとも一つの安全停止パスが確保されるか？

Yes

隣接火災区域にターゲットがあるか。

図5

隣接火災区域に影響を与える火災区域に対する火災影響評価

No

詳細評価

No

ターゲットに火災防護対策が実施されているかNo

火災防護対策の実施

Yes

ターゲットが火災影響を受けるか

当該火災区域の火災発生により隣接火災区域に影響を与えることを想定しても，原子炉の安全停止に影響はない

スクリーン
アウト

Yes

隣接 2 区域の安全機能が全喪失しても、少なくとも一つの安全停止パスが確保されるか？

Yes

隣接火災区域にターゲットがあるか。

Yes

隣接火災区域に影響を与える火災区域に対する火災影響評価 開始

7．内部火災影響評価結果（7 号機の評価結果を記載）
7.1．一次スクリーニング（隣接火災区域への火災伝播評価）
5．に基づき，当該火災区域に火災を想定した場合の隣接火災区域への影響の有無を評価した。その結果，火災防護対象設備が設置された隣接火災区域に影響を与える火災区域が存在することを確認した。（添付資料４）
7.2．二次スクリーニング
一次スクリーニングの結果を基に，二次スクリーニングとして，①隣接火災区域に影響を与える火災区域に対する火災影響評価②隣接火災区域に影響を与えない火災区域に対する火災影響評価を行った。
7.2.1．隣接火災区域に影響を与える火災区域に対する火災影響評価
隣接火災区域に影響を与える火災区域について，図 5 に示すフローに基づき評価を行った結果，火災防護対策により安全停止パスを少なくとも一つ確保可能であることを確認したことから，原子炉の安全停止に影響はない。（添付資料５，６）
一方，安全区分Ⅰと安全区分Ⅲの機器，ケーブルが一部分離されていないことから，高温停止の成功パスの確認に対して最も厳しい単一故障を考慮すると，高温停止に係る成功パスが確保できない火災区域が確認された。
この火災区域について，安全停止パスの確保の観点から，最も評価条件が厳しくなる部屋（安全区分Ⅰ，Ⅲの機器・ケーブルが系統分離されていない部屋）において，最も厳しい単一火災を想定し火災防護対象設備への影響を詳細に評価した。その結果，最も厳しい単一火災に加え，単一故障
及び外部電源喪失を想定しても，高温停止の成功パスを少なくとも一つ確保できることを確認した。（添付資料７）
7.2.2．隣接火災区域に影響を与えない火災区域に対する火災影響評価
隣接火災区域に影響を与えない火災区域について，図 4 に示すフローに基づき評価を行った結果，火災防護対策により安全停止パスを少なくとも一つ確保可能であることを確認したことから，原子炉の安全停止に影響はない。（添付資料６）- 8-14 -8．火災により想定される事象の確認結果「7．内部火災影響評価結果」に示した通り，各火災区域で火災発生を想定した場合において，安全停止が可能であることを確認した。
あわせて，火災により原子炉に外乱が及ぶ場合について重畳事象も含め、どのような事象が起こる可能性があるかを分析し，火災を起因として発生する事
象に対して，単一故障を想定した場合においても，影響緩和系により事象が収束可能であることを確認した。（参考資料１）- 8-15 -添付資料１

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における火災区域番号について

柏崎刈羽原子力発電所

8-添付 1-1

６号炉

8-添付 1-2

8-添付 1-3

8-添付 1-4

8-添付 1-5

8-添付 1-6

8-添付 1-7

8-添付 1-8

8-添付 1-9

8-添付 1-10

8-添付 1-11

8-添付 1-12

8-添付 1-13

8-添付 1-14

8-添付 1-15

8-添付 1-16

8-添付 1-17

8-添付 1-18

8-添付 1-19

8-添付 1-20

8-添付 1-21

8-添付 1-22

8-添付 1-23

8-添付 1-24

8-添付 1-25

柏崎刈羽原子力発電所

8-添付 1-26

7.2.2．号炉

8-添付 1-27

8-添付 1-28

8-添付 1-29

8-添付 1-30

8-添付 1-31

8-添付 1-32

8-添付 1-33

8-添付 1-34

8-添付 1-35

8-添付 1-36

8-添付 1-37

8-添付 1-38

8-添付 1-39

8-添付 1-40

8-添付 1-41

8-添付 1-42

8-添付 1-43

8-添付 1-44

8-添付 1-45

8-添付 1-46

添付資料２

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉の内部火災影響評価に係る安全停止パスに必要な系統について

添付資料２

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉の内部火災影響評価に係る安全停止パスに必要な系統について
1．概要
火災防護対象機器には，多重性を有する安全上重要な以下の設備等がある。
a. 安全保護系
b. 原子炉停止系
c. 工学的安全施設
d. 非常用所内電源系
e. 事故時監視計器
f. 残留熱除去系
g. 最終的な熱の逃がし場へ熱を輸送する系統
h. 上記設備の補助設備（非常用換気空調系等）
これら設備等について，柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉において原子炉の安全停止パスを確保するために必要な系統を整理した。
火災影響評価において，当該火災区域内に設置される全機器の機能喪失を想定しても，安全停止パスが少なくとも一つ確保される場合には，当該火災区域の火
災発生を想定しても，原子炉の安全停止に影響はない。
一方，安全停止パスを一つも確保できない場合は，「火災防護審査基準」の「2.3
火災の影響軽減」に基づく火災防護対策の実施状況確認や詳細な火災影響評価を行い，原子炉の安全停止パスが少なくとも一つ確保されるか否かを確認する。

8-添付 2-1

2．安定停止パスを確保するために必要な系統一覧
緩和系

区分Ⅰ

a.安全保護系

区分Ⅱ

区分Ⅲ

区分Ⅳ

原子炉緊急停止系
工学的安全施設の作動回路

b.原子炉停止系

スクラム
SLC(A)SLC(B)--

c.工学的安全施設

RCIC

HPCF(B)HPCF(C)-（原子炉補給水機能

ADS(A)ADS(B)--をもつ系統）

RHR(LPFL)(A)

RHR(LPFL) (B)

RHR(LPFL) (C)-d.非常用所内電源系

D/G(A)

D/G(B)

D/G(C)-

R/B 非常用電源

R/B 非常用電源

R/B 非常用電源

-

(A)

(B)

(C)

Hx/A 非常用電源

Hx/A 非常用電源

Hx/A 非常用電源

(A)

(B)

(C)

C/B 非常用電源

C/B 非常用電源

C/B 非常用電源

C/B 非常用電源

(Ⅰ)

(Ⅱ)

(Ⅲ)

(Ⅳ)

中性子束(Ⅰ)

中性子束(Ⅱ)

中性子束(Ⅲ)

中性子束(Ⅳ)

原子炉水位(Ⅰ)

原子炉水位(Ⅱ)

原子炉水位(Ⅲ)

原子炉水位(Ⅳ)

原子炉圧力(Ⅰ)

原子炉圧力(Ⅱ)

原子炉圧力(Ⅲ)

原子炉圧力(Ⅳ)

S/C 水温(Ⅰ)

S/C 水温(Ⅱ)--

f.残留熱除去系

RHR(A)

RHR(B)

RHR(C)-

g.最終的な熱の逃がRCW(A)

RCW(B)RCW(C)-RSW(A)

RSW(B)RSW(C)-

R/B 非常用R/B 非常用R/B 非常用-HVAC(A)

HVAC(B)

HVAC(C)

Hx/A 非常用

Hx/A 非常用

Hx/A 非常用

HVAC(A)

HVAC(B)

HVAC(C)C/B 非常用C/B 非常用C/B 非常用HVAC(A)

HVAC(B)

HVAC(C)

MCR-HVAC(A)MCR-HVAC(B)--HECW(A)

HECW(B)--e.事故時監視計器

し場へ熱を輸送する系統
h.補助設備8-添付 2-2--

添付資料３

柏崎刈羽原子力発電所７号炉の火災区域特性表の例

添付資料３

柏崎刈羽原子力発電所７号炉の火災区域特性表の例

柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉の内部火災影響評価では，資料３において設定した火災区域毎の情報（部屋番号，床面積，等価時間，隣接の火災区
域 等）を火災区域特性表へ記載し整理する。
また，火災区域特性表には当該火災区域内に設置される原子炉の安全停止に係る機器等（ケーブルを含む）を明確にする。その上で，当該火災区域にて最も厳しい単一火災を想定し，火災区域内の安全停止に係る機器等全てを機能喪失したと仮定した場合に影響を受ける緩和系を明確にし，残された緩和系において安全停止パスが少なくとも一つ確保されるか否かについて評価を行い，火災区域特性表のまとめ表として整理する。
ここで，柏崎刈羽原子力発電所７号炉における安全区分Ⅰの火災区域の代表
例として，火災区域番号「RX-B3F-2（RHR ポンプ室，RCIC ポンプ室 等）」の火災区域特性表を下記のとおり示す。
（ただし，火災区域特性表添付のケーブルリストや可燃物リスト（データシート）については省略する。）
なお，その他火災区域も含めた火災区域特性表における評価結果の要約については添付資料６にて示す。

8-添付 3-1

8-添付 3-2

8-添付 3-3

8-添付 3-4

8-添付 3-5

8-添付 3-6

8-添付 3-7

添付資料４
柏崎刈羽原子力発電所 ６号及び７号炉
隣接火災区域への火災伝播評価結果

添付資料４

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉

隣接火災区域への火災伝播評価結果
1．概要
全ての火災区域について，隣接火災区域への火災影響の有無を確認するため火災伝播評価を実施した。
2．前提条件
火災伝播評価においては，火災の影響軽減対策（３時間以上の耐火能力を有する
耐火壁又は隔壁等による分離）の実施を前提として，火災の伝播の有無を評価する。
（資料７参照）

3．評価
全ての火災区域について，隣接する火災区域を抽出し，一次スクリーニングの概要フローに従い，火災伝播評価を実施した。
火災伝播“無”となった火災区域については，二次スクリーニングで「隣接火災区域に影響を与えない火災区域の火災影響評価」を実施し，火災伝播“有”となった隣接火災区域については，二次スクリーニングで「隣接火災区域に影響を与える
火災区域の火災影響評価」を実施する。

－ 8-添付 4-1 －-8-添付4-2-

火災区域

火災区域内の
主な部屋名称等価火災
時間
隣接火災区域

耐火時間

火災伝播の
可能性

柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉 隣接火災区域への火災伝播評価結果
備考

-8-添付4-3-

火災区域

火災区域内の
主な部屋名称等価火災
時間
隣接火災区域

耐火時間

火災伝播の
可能性

柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉 隣接火災区域への火災伝播評価結果
備考

-8-添付4-4-

RX-ALL

RX-M4F-1
RX-4F-1

HPCF(B)ポンプ室
他

SGTS 室MS 放射線モニタ検出器・MS トンネル
室空調機室
CAMS(A)室
エレベータ機械室

RX-3F-1
RX-3F-2

RX-2F-2

火災区域内の
主な部屋名称MSIV 搬出入用機器ハッチ室
IA・HPIN ペネ室

火災区域

0.61h

0.10h
0.00h

0.15h
1.23h

等価火災
時間
0.69h
RX-ALL
RX-1F-1
RX-1F-2
RX-ALL
RX-ALL
RX-1F-1
RX-ALL
RX-ALLRX-B1F-1
RX-B3F-1
RX-B3F-2
RX-B3F-3
RX-B2F-1
RX-B2F-2
RX-B2F-3
RX-B1F-1
RX-B1F-2
RX-B1F-3
RX-B1F-4
RX-B1F-5
RX-B1F-6
RX-1F-1
RX-1F-2
RX-1F-3
RX-2F-1
RX-2F-2
RX-3F-1
RX-3F-2
RX-M4F-1
RX-4F-1
TB-B2F-1

隣接火災区域

有
無
無
有
無
無
有
無

3h
3h
3h
3h
3h

3h

火災伝播の
可能性
無

耐火時間

柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉 隣接火災区域への火災伝播評価結果
備考

-8-添付4-5-

A 系 RCW ポンプ・熱交換器及び RSW ポ
ンプ室

A 系非常用電気品室
A 系非常用送風機室

TB-B1F-1

TB-1F-1

CB(#6)-B2F-1

Hx/A 北側配管室(B2F～MB2F)
T/AB2F ケーブル(Ⅰ)(Ⅲ)・配管トレン
チ

TB-B2F-1

6 号機常用電気品室
常用バッテリ(250V)室、HECW(A)(C)冷
凍機室 他

他

主復水器室
他

火災区域内の
主な部屋名称TB-ALL

火災区域

1.36h

0.47h

0.31h

0.14h

0.63h

等価火災
時間

RX-ALLCB(#6)-B1F-2
CB(#6)-B1F-3
CB(#6)-B1F-4
CB(#6)-ALL
YD-ALLTB-B1F-1

TB-B2F-1
TB-1F-1
TB-ALL

TB-ALL
RX-ALLRX-B3F-1
TB-B1F-1
TB-ALLCB(#6)-B2F-1
YD-1
TB-ALL
RX-ALLRWB-ALL
RX-B3F-1
RX-B1F-1
TB-B2F-1
TB-B1F-1
TB-1F-1
YD-1

隣接火災区域

3h

-

3h

-

無

有

無

有

無

有

3h

無

無

3h

3h

有
有

火災伝播の
可能性

-

耐火時間

柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉 隣接火災区域への火災伝播評価結果
備考

-8-添付4-6-

6 号機区分Ⅱ計測制御用電源盤室
区分Ⅱバッテリ（125V）室6 号機区分Ⅲ計測制御用電源盤室
区分Ⅲバッテリ（125V）室6 号機区分Ⅳ計測制御用電源盤室
区分Ⅳバッテリ（125V）室

CB(#6)-B1F-3

CB(#6)-B1F-4

6 号機区分Ⅰ計測制御用電源盤室
区分Ⅰバッテリ(125V)室 他

火災区域内の
主な部屋名称CB(#6)-B1F-2

CB(#6)-B1F-1

火災区域

1.08h

1.30h

1.52h

1.33h

等価火災
時間

-

CB(#6)-B2F-1
CB(#6)-1F-2
YD-1
CB(#6)-B2F-1
CB(#6)-B1F-3
CB(#6)-B1F-4
CB(#6)-1F-1
CB(#6)-1F-2
CB(#6)-ALL
YD-ALLCB(#6)-B2F-1
CB(#6)-B1F-2
CB(#6)-1F-1
CB(#6)-ALL
YD-ALLCB(#6)-B2F-1
CB(#6)-B1F-1
CB(#6)-B1F-2
CB(#6)-1F-1
CB(#6)-1F-2
CB(#6)-ALL
YD-ALL
3h

3h

3h

3h

-

耐火時間

CB(#6)-B1F-4
CB(#6)-1F-1
CB(#6)-1F-3
CB(#6)-ALL

CB(#6)-B1F-1
YD-1

隣接火災区域

無

無

無

有

無

火災伝播の
可能性
有

柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉 隣接火災区域への火災伝播評価結果
備考

-8-添付4-7-

火災区域

火災区域内の
主な部屋名称等価火災
時間
隣接火災区域

耐火時間

火災伝播の
可能性

柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉 隣接火災区域への火災伝播評価結果
備考

-8-添付4-8-

火災区域

火災区域内の
主な部屋名称等価火災
時間
隣接火災区域

耐火時間

火災伝播の
可能性

柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉 隣接火災区域への火災伝播評価結果
備考

-8-添付4-9-

火災区域

火災区域内の
主な部屋名称等価火災
時間
隣接火災区域

耐火時間

火災伝播の
可能性

柏崎刈羽原子力発電所 7 号炉 隣接火災区域への火災伝播評価結果
備考

-8-添付4-10-

火災区域

火災区域内の
主な部屋名称等価火災
時間
隣接火災区域

耐火時間

火災伝播の
可能性

柏崎刈羽原子力発電所 7 号炉 隣接火災区域への火災伝播評価結果
備考

-8-添付4-11-

火災区域

火災区域内の
主な部屋名称等価火災
時間
隣接火災区域

耐火時間

火災伝播の
可能性

柏崎刈羽原子力発電所 7 号炉 隣接火災区域への火災伝播評価結果
備考

-8-添付4-12-

火災区域

火災区域内の
主な部屋名称等価火災
時間
隣接火災区域

耐火時間

火災伝播の
可能性

柏崎刈羽原子力発電所 7 号炉 隣接火災区域への火災伝播評価結果
備考

-8-添付4-13-

火災区域

火災区域内の
主な部屋名称等価火災
時間
隣接火災区域

耐火時間

火災伝播の
可能性

柏崎刈羽原子力発電所 7 号炉 隣接火災区域への火災伝播評価結果
備考

-8-添付4-14-

火災区域

火災区域内の
主な部屋名称等価火災
時間
隣接火災区域

耐火時間

火災伝播の
可能性

柏崎刈羽原子力発電所 7 号炉 隣接火災区域への火災伝播評価結果
備考

添付資料５

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉

隣接火災区域に影響を与える火災区域の火災影響評価結果

-8-添付5-1-

火災区域番号

火災区域内の
主な部屋名称

当該火災区域ターゲット

火災区域番号

火災区域内の
主な部屋名称

隣接火災区域ターゲット

２火災区域
機能喪失想定安全区分

安全停止パス

柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉 隣接火災区域に影響を与える火災区域に対する火災影響評価

評価

-8-添付5-2-

火災区域番号

火災区域内の
主な部屋名称

当該火災区域ターゲット

火災区域番号

火災区域内の
主な部屋名称

隣接火災区域ターゲット

２火災区域
機能喪失想定安全区分

安全停止パス

柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉 隣接火災区域に影響を与える火災区域に対する火災影響評価

評価

-8-添付5-3-

火災区域番号

火災区域内の
主な部屋名称

当該火災区域ターゲット

火災区域番号

火災区域内の
主な部屋名称

隣接火災区域ターゲット

２火災区域
機能喪失想定安全区分

安全停止パス

柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉 隣接火災区域に影響を与える火災区域に対する火災影響評価

評価

-8-添付5-4-

火災区域番号

火災区域内の
主な部屋名称

当該火災区域ターゲット

火災区域番号

火災区域内の
主な部屋名称

隣接火災区域ターゲット

２火災区域
機能喪失想定安全区分

安全停止パス

柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉 隣接火災区域に影響を与える火災区域に対する火災影響評価

評価

-8-添付5-5-

火災区域番号

火災区域内の
主な部屋名称

当該火災区域ターゲット

火災区域番号

火災区域内の
主な部屋名称

隣接火災区域ターゲット

２火災区域
機能喪失想定安全区分

安全停止パス

柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉 隣接火災区域に影響を与える火災区域に対する火災影響評価

評価

-8-添付5-6-

火災区域番号

火災区域内の
主な部屋名称

当該火災区域ターゲット

火災区域番号

火災区域内の
主な部屋名称

隣接火災区域ターゲット

２火災区域
機能喪失想定安全区分

安全停止パス

柏崎刈羽原子力発電所 7 号炉 隣接火災区域に影響を与える火災区域に対する火災影響評価

評価

-8-添付5-7-

火災区域番号

火災区域内の
主な部屋名称

当該火災区域ターゲット

火災区域番号

火災区域内の
主な部屋名称

隣接火災区域ターゲット

２火災区域
機能喪失想定安全区分

安全停止パス

柏崎刈羽原子力発電所 7 号炉 隣接火災区域に影響を与える火災区域に対する火災影響評価

評価

-8-添付5-8-

火災区域番号

火災区域内の
主な部屋名称

当該火災区域ターゲット

火災区域番号

火災区域内の
主な部屋名称

隣接火災区域ターゲット

２火災区域
機能喪失想定安全区分

安全停止パス

柏崎刈羽原子力発電所 7 号炉 隣接火災区域に影響を与える火災区域に対する火災影響評価

評価

-8-添付5-9-

火災区域番号

火災区域内の
主な部屋名称

当該火災区域ターゲット

火災区域番号

火災区域内の
主な部屋名称

隣接火災区域ターゲット

２火災区域
機能喪失想定安全区分

安全停止パス

柏崎刈羽原子力発電所 7 号炉 隣接火災区域に影響を与える火災区域に対する火災影響評価

評価

添付資料６

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における火災区域内の火災影響評価結果

-8-添付6-1-○○

RX-B3F-1

RX-B3F-2

安全
保護系

火災区域
番号

○

○

原子炉
停止系

○※1

○※1

工学的
安全施
設

○

○※2

非常用
所内
電源系

○

○

事故時
監視
計器

○※2

○※3

残留熱
除去系

○※2

○※3

最終的な
熱の
逃し場

○

○

補助
設備

○

○

高温
停止

○

○

低温
停止

確認事項

安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認した。
・ 原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
・ 原子炉過圧防止：SRV・ 炉心冷却：RCIC，HPCF(B)，ADS(A)(B)と LPFL（B)の組合せ※1
・ 原子炉減圧：ADS(A)(B)・ 崩壊熱除去：RHR(B)※3
・ 非 常 用 所 内 電 源 系 ： D/G(B) ※ 2 ， 直 流 電 源(Ⅰ)(Ⅱ)(Ⅲ)(Ⅳ)
・ 補機冷却系，補助設備：上記緩和系に必要な補機
冷却系及び補助設備を確保可能
なお，影響を与える隣接火災区域（TB-B2F-1,YD-1）を考慮した場合であっても安全停止パスが確保されていることを確認した。
安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認した。
・ 原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
・ 原子炉過圧防止：SRV・ 炉心冷却：HPCF(B)(C)、ADS(A)（B)と LPFL（B)（C)の組合せ※1・ 原子炉減圧：ADS(A)(B)・ 崩壊熱除去：RHR（B)※2
・ 非 常用 所内 電源 系： D/G(A)(B)(C) 、 直流 電源(Ⅰ)(Ⅱ)(Ⅲ)(Ⅳ)
・ 補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機
冷却系及び補助設備を確保可能
なお，影響を与える隣接火災区域（RX-B2F-1,2,3）を考慮した場合であっても安全停止パスが確保されていることを確認した。

（
は当該火災区域の火災が影響を与える隣接火災区域を考慮しても機能維持される緩和系）

評価結果

-8-添付6-2-○○

RX-B3F-3

RX-B2F-1

安全
保護系

火災区域
番号

○

○

原子炉
停止系

○

○※1

工学的
安全施
設

○

○

非常用
所内
電源系

○

○

事故時
監視
計器

○

○

残留熱
除去系

○

○

最終的な
熱の
逃し場

○

○

補助
設備

○

○

高温
停止

○

○

低温
停止

確認事項

原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
原子炉過圧防止：SRV
炉 心 冷 却 ： HPCF(B)(C) 、 ADS(A)(B) とLPFL(A)(B)(C)の組合せ※1
原子炉減圧：ADS(A)(B)
崩壊熱除去：RHR(A)(B)(C)
非 常 用 所 内 電 源 系 ： D/G(A)(B)(C)， 直 流 電 源(Ⅰ)(Ⅱ)(Ⅲ)(Ⅳ)
補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機
冷却系及び補助設備を確保可能

原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
原子炉過圧防止：SRV
炉 心 冷 却 ： RCIC 、 HPCF(B)(C) 、 ADS(A)(B) とLPFL(A)(B)(C)の組合せ
原子炉減圧：ADS(A)(B)
崩壊熱除去：RHR(A)(B)(C)
非 常用 所内 電源 系： D/G(A)(B)(C)、 直流 電源(Ⅰ)(Ⅱ)(Ⅲ)(Ⅳ)
補機冷却系、補助設備：上記緩和系に関わる補機
冷却系及び補助設備を確保可能
なお，影響を与える隣接火災区域（RX-B3F-2,RX-B1F-1）を考慮した場合であっても安全停止パスが確保されていることを確認した。

・

・
・
・

・
・
・

安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認
した。

・

・
・
・

・
・
・

安功パ全停止の成スが以下のようにあることを確認した。

（
は当該火災区域の火災が影響を与える隣接火災区域を考慮しても機能維持される緩和系）

評価結果

-8-添付6-3-○○

RX-B2F-2

RX-B2F-3

安全
保護系

火災区域
番号

○

○

原子炉
停止系

○※1

○※1

工学的
安全施
設

○

○

非常用
所内
電源系

○

○

事故時
監視
計器

○※2

○※2

残留熱
除去系

○※2

○※2

最終的な
熱の
逃し場

○

○

補助
設備

○

○

高温
停止

○

○

低温
停止

確認事項

安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認した。
・ 原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
・ 原子炉過圧防止：SRV・ 炉心冷却：HPCF(B)(C)、ADS(A)(B)と LPFL(B)(C)の組合せ※1
・ 原子炉減圧：ADS(A)(B)・ 崩壊熱除去：RHR(B)(C)※2
・ 非 常用 所内 電源 系： D/G(A)(B)(C)、 直流 電源(Ⅰ)(Ⅱ)(Ⅲ)(Ⅳ)
・ 補機冷却系、補助設備：上記緩和系に関わる補機
冷却系及び補助設備を確保可能な お ， 影 響 を 与 え る 隣 接 火 災 区 域（RX-B3F-2,RX-B1F-1）を考慮した場合であっても安
全停止パスが確保されていることを確認した。
安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認した。
・ 原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
・ 原子炉過圧防止：SRV・ 炉心冷却：HPCF(B)(C)、ADS(A)(B)と LPFL(B)(C)の組合せ※1
・ 原子炉減圧：ADS(A)(B)・ 崩壊熱除去：RHR(B)(C)※2
・ 非 常用 所内 電源 系： D/G(A)(B)(C)、 直流 電源(Ⅰ)(Ⅱ)(Ⅲ)(Ⅳ)
・ 補機冷却系、補助設備：上記緩和系に関わる補機
冷却系及び補助設備を確保可能な お ， 影 響 を 与 え る 隣 接 火 災 区 域（RX-B3F-2,RX-B1F-1）を考慮した場合であっても安
全停止パスが確保されていることを確認した。

（
は当該火災区域の火災が影響を与える隣接火災区域を考慮しても機能維持される緩和系）

評価結果

-8-添付6-4-

RX-B1F-1

火災区域
番号

○

安全
保護系

○※1

原子炉
停止系

○※2

工学的
安全施
設

○※3

非常用
所内
電源系

○

事故時
監視
計器

○※4

残留熱
除去系

○※4

最終的な
熱の
逃し場

○

補助
設備

○＊

高温
停止

○

低温
停止

確認事項

原子炉未臨界：スクラム※1
原子炉過圧防止：SRV
炉心冷却：HPCF(B)，ADS(B)と LPFL(B)の組合せ※1
原子炉減圧：ADS(B)※2
崩壊熱除去：RHR(B)※4
非常用所内電源系：D/G(B)、直流電源(Ⅱ)※3
補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機
冷却系及び補助設備を確保可能＊当該火災区域での火災発生時に DG(B)の単一故障を想定すると高温停止の成功パスが確保されなくなる。これは，RIP ASD(ABEFH)室に安全区分Ⅰと安全区
分Ⅲのケーブルが，R/B1F 非管理区域入口室(北)にDG(A)制御盤・ケーブルと DG(C)制御盤・ケーブルが設置されているが系統分離されていないためである。
この火災区域の各部屋については，
詳細な影響評価を実施し，高温停止の成功パスが複数確保可能であることを確認した。
なお，当該室には固定式消火設備を設置予定である。

な お ， 影 響 を 与 え る 隣 接 火 災 区 域（RX-B2F-1,2,3,RX-1F-1,2,RX-4F-1,YD-1）を考慮した場合であっても安全停止パスが確保されていることを確認した。

・
・
・
・

・
・
・

安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認した。

（
は当該火災区域の火災が影響を与える隣接火災区域を考慮しても機能維持される緩和系）

評価結果

-8-添付6-5-○○

RX-B1F-2

RX-B1F-3

安全
保護系

火災区域
番号

○

○

原子炉
停止系

○※1

○※1

工学的
安全施
設

○※2

○※2

非常用
所内
電源系

○

○

事故時
監視
計器

○※3

○※3

残留熱
除去系

○※3

○※3

最終的な
熱の
逃し場

○

○

補助
設備

○

○

高温
停止

○

○

低温
停止

確認事項

原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
原子炉過圧防止：SRV
炉心冷却：RCIC，HPCF(C)，ADS(A)(B)と LPFL(C)の組合せ※1
原子炉減圧：ADS(A)(B)
崩壊熱除去：RHR(C)※3
非 常 用 所 内 電 源 系 ： D/G(C) ※ 2 ， 直 流 電 源(Ⅰ)(Ⅱ)(Ⅲ)(Ⅳ)
補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機
冷却系及び補助設備を確保可能

・

・
・
・

・
・
・

原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
原子炉過圧防止：SRV
炉心冷却：HPCF(C)，ADS(A)と LPFL(A)(C)の組合
せ※1
原子炉減圧：ADS(A)※1
崩壊熱除去：RHR(A)(C)※3
非 常 用 所 内 電 源 系 ： D/G(A)(C) ， 直 流 電 源(Ⅰ)(Ⅲ)(Ⅳ)※2
補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機
冷却系及び補助設備を確保可能

安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認
した。

・

・
・
・

・
・
・

安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認した。

（
は当該火災区域の火災が影響を与える隣接火災区域を考慮しても機能維持される緩和系）

評価結果

-8-添付6-6-○○

RX-B1F-4

RX-B1F-5

安全
保護系

火災区域
番号

○

○

原子炉
停止系

○

○※1

工学的
安全施
設

○

○※2

非常用
所内
電源系

○

○

事故時
監視
計器

○

○※3

残留熱
除去系

○

○※3

最終的な
熱の
逃し場

○

○

補助
設備

○

○

高温
停止

○

○

低温
停止

確認事項

・

・
・
・

・
・
・

原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
原子炉過圧防止：SRV
炉 心 冷 却 ： RCIC ， HPCF(B)(C) ， ADS(A)(B) とLPFL(A)(B)(C)の組合せ
原子炉減圧：ADS(A)(B)
崩壊熱除去：RHR(A)(B)(C)
非 常 用 所 内 電 源 系 ： D/G(A)(B)(C)， 直 流 電 源(Ⅰ)(Ⅱ)(Ⅲ)(Ⅳ)
補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機
冷却系及び補助設備を確保可能

原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
原子炉過圧防止：SRV
炉 心 冷 却 ： RCIC ， HPCF(B) ， ADS(A)(B) とLPFL(A)(B)の組合せ※1
・ 原子炉減圧：ADS(A)(B)・ 崩壊熱除去：RHR(A)(B)※3
・ 非 常 用 所 内 電 源 系 ： D/G(A)(B) ， 直 流 電 源(Ⅰ)(Ⅱ)(Ⅳ)※2
・ 補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機
冷却系及び補助設備を確保可能
安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認
した。

・
・
・

安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認した。

（
は当該火災区域の火災が影響を与える隣接火災区域を考慮しても機能維持される緩和系）

評価結果

-8-添付6-7-○○

RX-B1F-6

RX-1F-1

安全
保護系

火災区域
番号

○

○

原子炉
停止系

○※1

○

工学的
安全施
設

○

○

非常用
所内
電源系

○

○

事故時
監視
計器

○※2

○

残留熱
除去系

○※2

○

最終的な
熱の
逃し場

○

○

補助
設備

○

○

高温
停止

○

○

低温
停止

確認事項

原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
原子炉過圧防止：SRV
炉 心 冷 却 ： RCIC ， HPCF(B)(C) ， ADS(A)(B) とLPFL(A)(B)(C)の組合せ
原子炉減圧：ADS(A)(B)
崩壊熱除去：RHR(A)(B)(C)
非 常 用 所 内 電 源 系 ： D/G(A)(B)(C)， 直 流 電 源(Ⅰ)(Ⅱ)(Ⅲ)(Ⅳ)
補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機
冷却系及び補助設備を確保可能

原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
原子炉過圧防止：SRV
炉 心 冷 却 ： RCIC ， HPCF(B)(C) ， ADS(A)(B) とLPFL(B)(C)の組合せ※1
原子炉減圧：ADS(A)(B)※1
崩壊熱除去：RHR(B)(C)※2
非 常用 所内 電源 系： D/G(A)(B)(C)， 直流 電源(Ⅰ)(Ⅱ)(Ⅲ)(Ⅳ)
補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機
冷却系及び補助設備を確保可能な お ， 影 響 を 与 え る 隣 接 火 災 区 域 （ RX-B1F-1,
RX-3F-2）を考慮した場合であっても安全停止パスが確保されていることを確認した。

・

・
・
・

・
・
・

安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認
した。

・

・
・
・

・
・
・

安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認した。

（
は当該火災区域の火災が影響を与える隣接火災区域を考慮しても機能維持される緩和系）

評価結果

-8-添付6-8-○○

RX-1F-2

RX-1F-3

安全
保護系

火災区域
番号

○

○

原子炉
停止系

○

○※1

工学的
安全施
設

○

○※2

非常用
所内
電源系

○

○

事故時
監視
計器

○

○※3

残留熱
除去系

○

○※3

最終的な
熱の
逃し場

○

○

補助
設備

○

○

高温
停止

○

○

低温
停止

確認事項

原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
原子炉過圧防止：SRV
炉心冷却：HPCF(B)(C)，ADS(B)と LPFL(B)(C)の組合せ※1
原子炉減圧：ADS(B)※1
崩壊熱除去：RHR(B)(C)※3
非 常 用 所 内 電 源 系 ： D/G(B)(C) ， 直 流 電 源(Ⅰ)(Ⅱ)(Ⅲ)(Ⅳ)※2
補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機
冷却系及び補助設備を確保可能

・

・
・
・

・
・
・

原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
原子炉過圧防止：SRV
炉 心 冷 却 ： RCIC ， HPCF(B)(C) ， ADS(A)(B) とLPFL(A)(B)(C)の組合せ
原子炉減圧：ADS(A)(B)
崩壊熱除去：RHR(A)(B)(C)
非 常 用 所 内 電 源 系 ： D/G(A)(B)(C)， 直 流 電 源(Ⅰ)(Ⅱ)(Ⅲ)(Ⅳ)
補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機
冷却系及び補助設備を確保可能な お ， 影 響 を 与 え る 隣 接 火 災 区 域（RX-B1F-1 ,RX-2F-1,2）を考慮した場合であっても安全停止パスが確保されていることを確認した。
安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認
した。

・

・
・
・

・
・
・

安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認した。

（
は当該火災区域の火災が影響を与える隣接火災区域を考慮しても機能維持される緩和系）

評価結果

-8-添付6-9-○○

RX-2F-1

RX-2F-2

安全
保護系

火災区域
番号

○

○

原子炉
停止系

○

○

工学的
安全施
設

○

○

非常用
所内
電源系

○

○

事故時
監視
計器

○

○

残留熱
除去系

○

○

最終的な
熱の
逃し場

○

○

補助
設備

○

○

高温
停止

○

○

低温
停止

確認事項

安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認した。
・ 原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
・ 原子炉過圧防止：SRV・ 炉 心 冷 却 ： RCIC ， HPCF(B)(C) ， ADS(A)(B) とLPFL(A)(B)(C)の組合せ
・ 原子炉減圧：ADS(A)(B)・ 崩壊熱除去：RHR(A)(B)(C)・ 非 常用 所内 電源 系： D/G(A)(B)(C) ， 直流 電源(Ⅰ)(Ⅱ)(Ⅲ)(Ⅳ)
・ 補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機
冷却系及び補助設備を確保可能
なお，影響を与える隣接火災区域（RX-1F-2）を考慮した場合であっても安全停止パスが確保されていることを確認した。
安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認した。
・ 原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
・ 原子炉過圧防止：SRV・ 炉 心 冷 却 ： RCIC ， HPCF(B)(C) ， ADS(A)(B) とLPFL(A)(B)(C)の組合せ
・ 原子炉減圧：ADS(A)(B)・ 崩壊熱除去：RHR(A)(B)(C)・ 非 常用 所内 電源 系： D/G(A)(B)(C) ， 直流 電源(Ⅰ)(Ⅱ)(Ⅲ)(Ⅳ)
・ 補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機
冷却系及び補助設備を確保可能
なお，影響を与える隣接火災区域（RX-1F-2）を考慮した場合であっても安全停止パスが確保されていることを確認した。

（
は当該火災区域の火災が影響を与える隣接火災区域を考慮しても機能維持される緩和系）

評価結果

-8-添付6-10-○○

RX-3F-1

RX-3F-2

安全
保護系

火災区域
番号

○※1

○

原子炉
停止系

○

○

工学的
安全施
設

○

○

非常用
所内
電源系

○

○

事故時
監視
計器

○

○

残留熱
除去系

○

○

最終的な
熱の
逃し場

○

○

補助
設備

○

○

高温
停止

○

○

低温
停止

確認事項

原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
原子炉過圧防止：SRV
炉 心 冷 却 ： RCIC ， HPCF(B)(C) ， ADS(A)(B) とLPFL(A)(B)(C)の組合せ
原子炉減圧：ADS(A)(B)
崩壊熱除去：RHR(A)(B)(C)
非 常 用 所 内 電 源 系 ： D/G(A)(B)(C)， 直 流 電 源(Ⅰ)(Ⅱ)(Ⅲ)(Ⅳ)
補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機
冷却系及び補助設備を確保可能

原子炉未臨界：スクラム※1
原子炉過圧防止：SRV
炉 心 冷 却 ： RCIC ， HPCF(B)(C) ， ADS(A)(B) とLPFL(A)(B)(C)の組合せ
原子炉減圧：ADS(A)(B)
崩壊熱除去：RHR(A)(B)(C)
非 常用 所内 電源 系： D/G(A)(B)(C) ， 直流 電源(Ⅰ)(Ⅱ)(Ⅲ)(Ⅳ)
補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機
冷却系及び補助設備を確保可能
なお，影響を与える隣接火災区域（RX-1F-1）を考慮した場合であっても安全停止パスが確保されていることを確認した。

・

・
・
・

・
・
・

安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認
した。

・

・
・
・

・
・
・

安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認した。

（
は当該火災区域の火災が影響を与える隣接火災区域を考慮しても機能維持される緩和系）

評価結果

-8-添付6-11-○○

RX-M4F-1

RX-4F-1

安全
保護系

火災区域
番号

○

○

原子炉
停止系

○

○

工学的
安全施
設

○

○

非常用
所内
電源系

○

○

事故時
監視
計器

○

○

残留熱
除去系

○

○

最終的な
熱の
逃し場

○

○

補助
設備

○

○

高温
停止

○

○

低温
停止

確認事項

原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
原子炉過圧防止：SRV
炉 心 冷 却 ： RCIC ， HPCF(B)(C) ， ADS(A)(B) とLPFL(A)(B)(C)の組合せ
原子炉減圧：ADS(A)(B)
崩壊熱除去：RHR(A)(B)(C)
非 常用 所内 電源 系： D/G(A)(B)(C)， 直流 電源(Ⅰ)(Ⅱ)(Ⅲ)(Ⅳ)
補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機
冷却系及び補助設備を確保可能
なお，影響を与える隣接火災区域（RX-B1F-1）を考慮した場合であっても安全停止パスが確保されていることを確認した。

・

・
・
・

・
・
・

原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
原子炉過圧防止：SRV
炉 心 冷 却 ： RCIC ， HPCF(B)(C) ， ADS(A)(B) とLPFL(A)(B)(C)の組合せ
・ 原子炉減圧：ADS(A)(B)・ 崩壊熱除去：RHR(A)(B)(C)・ 非 常 用 所 内 電 源 系 ： D/G(A)(B)(C)， 直 流 電 源(Ⅰ)(Ⅱ)(Ⅲ)(Ⅳ)
・ 補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機
冷却系及び補助設備を確保可能
安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認
した。

・
・
・

安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認した。

（
は当該火災区域の火災が影響を与える隣接火災区域を考慮しても機能維持される緩和系）

評価結果

-8-添付6-12-○○

RX-ALL

TB-ALL

安全
保護系

火災区域
番号

○

○※1

原子炉
停止系

○※1

○※2

工学的
安全施
設

○※2

○※3

非常用
所内
電源系

○

○

事故時
監視
計器

○※3

○※4

残留熱
除去系

○※3

○※4

最終的な
熱の
逃し場

○

○

補助
設備

○

○

高温
停止

○

○

低温
停止

確認事項

原子炉未臨界：スクラム※1
原子炉過圧防止：SRV
炉心冷却：RCIC，ADS(A)と LPFL(A)の組合せ※2
原子炉減圧：ADS(A)※2
崩壊熱除去：RHR(A)※4
非常用所内電源系：D/G(A)，直流電源(Ⅰ)※3
補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機
冷却系及び補助設備を確保可能

原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
原子炉過圧防止：SRV
炉心冷却：RCIC，ADS(A)と LPFL(A)の組合せ※1
原子炉減圧：ADS(A)
崩壊熱除去：RHR(A)※3
非 常 用 所 内 電 源 系 ： D/G(A) ※ 2 ， 直 流 電 源(Ⅰ)(Ⅱ)(Ⅲ)(Ⅳ)
・ 補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機
冷却系及び補助設備を確保可能
なお，影響を与える隣接火災区域（RB-ALL,RWB-ALL）を考慮した場合であっても安全停止パスが確保されていることを確認した。

・
・
・
・
・
・

なお，影響を与える隣接火災区域（TB-ALL）を考慮した場合であっても安全停止パスが確保されていることを確認した。
安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認
した。

・
・
・
・
・
・
・

安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認した。

（
は当該火災区域の火災が影響を与える隣接火災区域を考慮しても機能維持される緩和系）

評価結果

-8-添付6-13-○○

TB-B2F-1

TB-B1F-1

安全
保護系

火災区域
番号

○

○

原子炉
停止系

○※1

○※1

工学的
安全施
設

○※2

○※2

非常用
所内
電源系

○

○

事故時
監視
計器

○※3

○※3

残留熱
除去系

○※3

○※3

最終的な
熱の
逃し場

○

○

補助
設備

○

○

高温
停止

○

○

低温
停止

確認事項

安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認した。
・ 原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
・ 原子炉過圧防止：SRV・ 炉心冷却：RCIC，HPCF(B)，ADS(A)(B)と LPFL(B)の組合せ※1
・ 原子炉減圧：ADS(A)(B)・ 崩壊熱除去：RHR(B)※3
・ 非 常 用 所 内 電 源 系 ： D/G(B) ※ 2 ， 直 流 電 源(Ⅰ)(Ⅱ)(Ⅲ)(Ⅳ)
・ 補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機
冷却系及び補助設備を確保可能な お ， 影 響 を 与 え る 隣 接 火 災 区 域（RX-B3F-1,TB-B1F-1）を考慮した場合であっても安
全停止パスが確保されていることを確認した。
安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認した。
・ 原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
・ 原子炉過圧防止：SRV・ 炉 心 冷 却 ： RCIC ， HPCF(B)(C) ， ADS(A)(B) とLPFL(B)の組合せ※1
・ 原子炉減圧：ADS(A)(B)・ 崩壊熱除去：RHR(B)(C)※3
・ 非常用所内電源系： D/G(B)(C)※2，直流電源(Ⅰ)(Ⅱ)(Ⅲ)(Ⅳ)
・ 補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機
冷却系及び補助設備を確保可能
なお，
影響を与える隣接火災区域（TB-B2F-1,TB-1F-1）を考慮した場合であっても安全停止パスが確保されていることを確認した。

（
は当該火災区域の火災が影響を与える隣接火災区域を考慮しても機能維持される緩和系）

評価結果

-8-添付6-14-○○

TB-1F-1

CB(#6)-B2F-1

安全
保護系

火災区域
番号

○

○

原子炉
停止系

○※1

○※1

工学的
安全施
設

○※2

○※2

非常用
所内
電源系

○

○

事故時
監視
計器

○※3

○※3

残留熱
除去系

○※3

○※3

最終的な
熱の
逃し場

○

○

補助
設備

○

○

高温
停止

○

○

低温
停止

確認事項

安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認した。
・ 原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
・ 原子炉過圧防止：SRV・ 炉心冷却：HPCF(B)(C)，ADS(A)(B)と LPFL(B)(C)の組合せ※1
・ 原子炉減圧：ADS(A)(B)・ 崩壊熱除去：RHR(B)(C)※3・ 非 常 用 所 内 電 源 系 ： D/G(B)(C) ， 直 流 電 源(Ⅱ)(Ⅲ)(Ⅳ) ※2
・ 補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機
冷却系及び補助設備を確保可能な お ， 影 響 を 与 え る 隣 接 火 災 区 域（CB(#6)-B1F-1,YD-1）を考慮した場合であっても安
全停止パスが確保されていることを確認した。

安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認した。
・ 原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
・ 原子炉過圧防止：SRV・ 炉心冷却：HPCF(B)(C)，ADS(A)(B)と LPFL(B)(C)の組合せ※1
・ 原子炉減圧：ADS(A)(B)・ 崩壊熱除去：RHR(B)(C)※3
・ 非常用所内電源系： D/G(B)(C) ※2，直流電源(Ⅰ)(Ⅱ)(Ⅲ)(Ⅳ)
・ 補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機
冷却系及び補助設備を確保可能
なお，影響を与える隣接火災区域（TB-B1F-1）を考慮した場合であっても安全停止パスが確保されていることを確認した。

（
は当該火災区域の火災が影響を与える隣接火災区域を考慮しても機能維持される緩和系）

評価結果

-8-添付6-15-○○

CB(#6)-B1F-1

CB(#6)-B1F-2

安全
保護系

火災区域
番号

○

○

原子炉
停止系

○※1

○※1

工学的
安全施
設

○※2

○※2

非常用
所内
電源系

○

○

事故時
監視
計器

○※3

○※3

残留熱
除去系

○※3

○※3

最終的な
熱の
逃し場

○

○

補助
設備

○

○

高温
停止

○

○

低温
停止

確認事項

原子炉未臨界：スクラム
原子炉過圧防止：SRV
炉心冷却：HPCF(B)(C)，ADS(B)と LPFL(B)(C)の組合せ※1
原子炉減圧：ADS(B)※1
崩壊熱除去：RHR(B)(C)※3
非 常 用 所 内 電 源 系 ： D/G(B)(C) ， 直 流 電 源(Ⅱ)(Ⅲ)※2
補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機
冷却系及び補助設備を確保可能

・

・
・
・

・
・
・

原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
原子炉過圧防止：SRV
炉心冷却：RCIC，HPCF(C)，ADS(A)と LPFL(A)(C)の組合せ※1
原子炉減圧：ADS(A)※1
崩壊熱除去：RHR(A)(C)※3
非常用所内電源系：D/G(A)(C)，
直流電源(Ⅰ)(Ⅲ)※2
補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機
冷却系及び補助設備を確保可能な お ， 影 響 を 与 え る 隣 接 火 災 区 域（CB(#6)-B2F-1,CB(#6)-1F-2,YD-1）を考慮した場合であっても安全停止パスが確保されていることを確認した。
安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認
した。

・

・
・
・

・
・
・

安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認した。

（
は当該火災区域の火災が影響を与える隣接火災区域を考慮しても機能維持される緩和系）

評価結果

-8-添付6-16-○○

CB(#6)-B1F-3

CB(#6)-B1F-4

安全
保護系

火災区域
番号

○

○

原子炉
停止系

○※1

○※1

工学的
安全施
設

○※2

○※2

非常用
所内
電源系

○

○

事故時
監視
計器

○※3

○※3

残留熱
除去系

○※3

○※3

最終的な
熱の
逃し場

○

○

補助
設備

○

○

高温
停止

○

○

低温
停止

確認事項

原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
原子炉過圧防止：SRV
炉 心 冷 却 ： RCIC ， HPCF(B) ， ADS(A)(B) とLPFL(A)(B)の組合せ※1
原子炉減圧：ADS(A)(B)※1
崩壊熱除去：RHR(A)(B)※3
非 常 用 所 内 電 源 系 ： D/G(A)(B) ， 直 流 電 源(Ⅰ)(Ⅱ)(Ⅳ)※2
補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機
冷却系及び補助設備を確保可能

・

・
・
・

・
・
・

原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
原子炉過圧防止：SRV
炉心冷却：RCIC，HPCF(B)，ADS(A)と LPFL(A)(C)の組合せ※1
原子炉減圧：ADS(A)※1
崩壊熱除去：RHR(A)(C)※3
非常用所内電源系：D/G(A)(C)，
直流電源(Ⅰ)(Ⅲ)※2
補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機
冷却系及び補助設備を確保可能

安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認
した。

・

・
・
・

・
・
・

安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認した。

（
は当該火災区域の火災が影響を与える隣接火災区域を考慮しても機能維持される緩和系）

評価結果

-8-添付6-17-○○

CB(#6)-1F-1

CB(#6)-1F-2

安全
保護系

火災区域
番号

○※1

○

原子炉
停止系

○※2

○※1

工学的
安全施
設

○※3

○※2

非常用
所内
電源系

○

○

事故時
監視
計器

○※4

○※3

残留熱
除去系

○※4

○※3

最終的な
熱の
逃し場

○

○

補助
設備

○

○

高温
停止

○

○

低温
停止

確認事項

原子炉未臨界：スクラム※1
原子炉過圧防止：SRV
炉心冷却：HPCF(B)(C)，ADS(B)と LPFL(B)(C)の組合せ※2
・ 原子炉減圧：ADS(B)※2
・ 崩壊熱除去：RHR(B)(C)※4
・ 非 常 用 所 内 電 源 系 ： D/G(B)(C) ， 直 流 電 源(Ⅱ)(Ⅲ)(Ⅳ)※3
・ 補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機
冷却系及び補助設備を確保可能
なお，影響を与える隣接火災区域（CB(#6)-B1F-1）を考慮した場合であっても安全停止パスが確保されていることを確認した。

・・・

RSS からの操作により安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認した。
・ 原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
・ 原子炉過圧防止：SRV・ 炉心冷却：HPCF(B)，SRV と LPFL(A)(B)の組合せ※1・ 原子炉減圧：SRV※1
・ 崩壊熱除去：RHR(A)(B)※3
・ 非 常 用 所 内 電 源 系 ： D/G(A)(B) ， 直 流 電 源(Ⅰ)(Ⅱ)(Ⅲ)(Ⅳ)※2
・ 補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機
冷却系及び補助設備を確保可能
なお，影響を与える隣接火災区域（CB(#6)-2F-1）を考慮した場合であっても安全停止パスが確保されていることを確認した。
安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認した。

（
は当該火災区域の火災が影響を与える隣接火災区域を考慮しても機能維持される緩和系）

評価結果

-8-添付6-18-○○

CB(#6)-1F-3

CB(#6)-2F-1

安全
保護系

火災区域
番号

○

○

原子炉
停止系

○※1

○※1

工学的
安全施
設

○※2

○※2

非常用
所内
電源系

○

○

事故時
監視
計器

○※3

○※3

残留熱
除去系

○※3

○※3

最終的な
熱の
逃し場

○

○

補助
設備

○

○

高温
停止

○

○

低温
停止

確認事項

原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
原子炉過圧防止：SRV
炉心冷却：HPCF(B)，SRV と LPFL(A)(B)の組合せ※1・ 原子炉減圧：SRV※1
・ 崩壊熱除去：RHR(A)(B)※3
・ 非 常 用 所 内 電 源 系 ： D/G(A)(B) ， 直 流 電 源(Ⅰ)(Ⅱ)(Ⅲ)(Ⅳ)※2
・ 補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機
冷却系及び補助設備を確保可能
なお，影響を与える隣接火災区域（CB(#6)-1F-1）を考慮した場合であっても安全停止パスが確保されていることを確認した。

・・・

RSS からの操作により安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認した。
・ 原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
・ 原子炉過圧防止：SRV・ 炉心冷却：HPCF(B)，SRV と LPFL(A)(B)の組合せ※1・ 原子炉減圧：SRV※1
・ 崩壊熱除去：RHR(A)(B)※3
・ 非 常 用 所 内 電 源 系 ： D/G(A)(B) ， 直 流 電 源(Ⅰ)(Ⅱ)(Ⅲ)(Ⅳ)※2
・ 補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機
冷却系及び補助設備を確保可能
なお，影響を与える隣接火災区域（CB(#6)-2F-2）を考慮した場合であっても安全停止パスが確保されていることを確認した。
RSS からの操作により安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認した。

（
は当該火災区域の火災が影響を与える隣接火災区域を考慮しても機能維持される緩和系）

評価結果

-8-添付6-19-○○

CB(#6)-2F-2

CB(#6)-RF-1

安全
保護系

火災区域
番号

○

○

原子炉
停止系

○

○※1

工学的
安全施
設

○

○※2

非常用
所内
電源系

○

○

事故時
監視
計器

○

○※3

残留熱
除去系

○

○※3

最終的な
熱の
逃し場

○

○

補助
設備

○

○

高温
停止

○

○

低温
停止

確認事項

原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
原子炉過圧防止：SRV
炉 心 冷 却 ： RCIC ， HPCF(B)(C) ， ADS(A)(B) とLPFL(A)(B)(C)の組合せ
・ 原子炉減圧：ADS(A)(B)・ 崩壊熱除去：RHR(A)(B)(C)・ 非 常 用 所 内 電 源 系 ： D/G(A)(B) ， 直 流 電 源(Ⅰ)(Ⅱ)(Ⅲ)(Ⅳ)
・ 補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機
冷却系及び補助設備を確保可能
なお，影響を与える隣接火災区域（CB(#6)-2F-2）を考慮した場合であっても安全停止パスが確保されていることを確認した。

・・・

RSS からの操作により安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認した。
・ 原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
・ 原子炉過圧防止：SRV・ 炉心冷却：HPCF(B)，SRV と LPFL(A)(B)の組合せ※1・ 原子炉減圧：SRV※1
・ 崩壊熱除去：RHR(A)(B)※3
・ 非 常 用 所 内 電 源 系 ： D/G(A)(B) ， 直 流 電 源(Ⅰ)(Ⅱ)(Ⅲ)(Ⅳ)※2
・ 補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機
冷却系及び補助設備を確保可能な お ， 影 響 を 与 え る 隣 接 火 災 区 域（CB(#6)-1F-3,CB(#6)-RF-1）を考慮した場合であっても安全停止パスが確保されていることを確認した。
安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認した。

（
は当該火災区域の火災が影響を与える隣接火災区域を考慮しても機能維持される緩和系）

評価結果

-8-添付6-20-

CB(#6)-ALL

火災区域
番号

○

安全
保護系

○

原子炉
停止系

非常用
所内
電源系

○※1
○※2

工学的
安全施
設

○

事故時
監視
計器

○※3

残留熱
除去系

○※3

最終的な
熱の
逃し場

○

補助
設備

○

高温
停止

○

低温
停止

確認事項

原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
原子炉過圧防止：SRV
炉心冷却：SRV と LPFL(A)の組合せ※1
原子炉減圧：SRV※1
崩壊熱除去：RHR(A)※3
非常用所内電源系：D/G(A)，直流電源(Ⅰ)※2
補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機
冷却系及び補助設備を確保可能
なお，
区分Ⅱと区分Ⅲのケーブル処理室が同時に火災影響を受けることはないため，
区分Ⅱ又は区分Ⅲの安
全停止機能は維持される。

・
・
・
・
・
・
・

RSS からの操作により安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認した。

（
は当該火災区域の火災が影響を与える隣接火災区域を考慮しても機能維持される緩和系）

評価結果

-8-添付6-21-

YD-1

火災区域
番号

○

安全
保護系

○※1

原子炉
停止系

○※2

工学的
安全施
設

○※3

非常用
所内
電源系

○

事故時
監視
計器

○※4

残留熱
除去系

○※4

最終的な
熱の
逃し場

○

補助
設備

○＊

高温
停止

○

低温
停止

確認事項

＊当該火災区域での火災発生時に DG(B)の単一故障を想定すると高温停止の成功パスが確保されなくなる。これは，安全区分Ⅰと安全区分Ⅲのケーブルが設置されているが系統分離されていないためである。
この火災区域の各部屋については，
詳細な影響評価を実施し，高温停止の成功パスが複数確保可能であることを確認した。
なお，当該室には固定式消火設備を設置予定である。

原子炉未臨界：スクラム※1
原子炉過圧防止：SRV
炉心冷却：HPCF(B)，ADS(B)と LPFL(B)の組合せ※2・ 原子炉減圧：ADS(B)※2
・ 崩壊熱除去：RHR(B)※4
・ 非常用所内電源系：D/G(B)，直流電源(Ⅱ)(Ⅲ)※3・ 補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機
冷却系及び補助設備を確保可能な お ， 影 響 を 与 え る 隣 接 火 災 区 域（RX-B3F-1,RX-B1F-1,CB(#6)-B2F-1,CB(#6)-B1F-1）を考慮した場合であっても安全停止パスが確保されていることを確認した。

・・・

安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認した。

（
は当該火災区域の火災が影響を与える隣接火災区域を考慮しても機能維持される緩和系）

評価結果

-8-添付6-22-○○

YD-ALLRWB-ALL

安全
保護系

火災区域
番号

○

○

原子炉
停止系

○

○※1

工学的
安全施
設

○

○※2

非常用
所内
電源系

○

○

事故時
監視
計器

○

○※3

残留熱
除去系

○

○※3

最終的な
熱の
逃し場

○

○

補助
設備

○

○

高温
停止

○

○

低温
停止

確認事項

原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
原子炉過圧防止：SRV
炉心冷却：RCIC，ADS(A)と LPFL(A)の組合せ※1
原子炉減圧：ADS(A)※1
崩壊熱除去：RHR(A)※3
非常用所内電源系：D/G(A)※2，直流電源(Ⅰ)
補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機
冷却系及び補助設備を確保可能

原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
原子炉過圧防止：SRV
炉 心 冷 却 ： RCIC ， HPCF(B)(C) ， ADS(A)(B) とLPFL(A)(B)(C)の組合せ
原子炉減圧：ADS(A)(B)
崩壊熱除去：RHR(A)(B)(C)
非 常用 所内 電源 系： D/G(A)(B)(C) ， 直流 電源(Ⅰ)(Ⅱ)(Ⅲ)(Ⅳ)
補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機冷却系及び補助設備を確保可能
なお，影響を与える隣接火災区域（TB-ALL）を考慮した場合であっても安全停止パスが確保されていることを確認した。

・
・
・

・
・
・

安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認
した。

・
・
・
・
・
・
・

RSS からの操作により安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認した。

（
は当該火災区域の火災が影響を与える隣接火災区域を考慮しても機能維持される緩和系）

評価結果

-8-添付6-23-○○

RX-B3F-1

RX-B3F-2

安全
保護系

火災区域
番号

○※1

○

原子炉
停止系

○※2

○

工学的
安全施設

○※3

○※1

非常用
所内
電源系

○

○

事故時
監視
計器

○※4

○※2

残留熱
除去系

○※4

○※2

最終的な
熱の
逃し場

○

○

補助
設備

○

○

高温
停止

柏崎刈羽原子力発電所 7 号炉 火災影響評価

○

○

低温
停止

確認事項

原子炉未臨界：SLC※1
原子炉過圧防止：SRV
炉心冷却：HPCF(B)(C)、ADS(A)（B)と LPFL
（B)（C)の組合せ※2
原子炉減圧：ADS(A)(B)
崩壊熱除去：RHR（B)（C)※4
非常用所内電源系：D/G(B)（C)※3、直流電源(Ⅰ)(Ⅱ)(Ⅲ)(Ⅳ)
補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機冷却系及び補助設備を確保可能
なお，影響を与える隣接火災区域（RX-B2F-1）を考慮した場合であっても安全停止パスが確保されていることを確認した。

・

・
・
・

・
・
・

原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
原子炉過圧防止：SRV
炉心冷却：RCIC，HPCF(B)，ADS(A)(B)と LPFL
（B)の組合せ・ 原子炉減圧：ADS(A)(B)・ 崩壊熱除去：RHR(B)※2
・ 非常用所内電源系：D/G(B)※1，直流電源(Ⅰ)(Ⅱ)(Ⅲ)(Ⅳ)
・ 補機冷却系，補助設備：上記緩和系に必要な補機冷却系及び補助設備を確保可能
安全停止の成功パスが以下のようにあることを
確認した。

・
・
・

安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認した。

（
は当該火災区域の火災が影響を与える隣接火災区域を考慮しても機能維持される緩和系）

評価結果

-8-添付6-24-○○

RX-B3F-3

RX-B2F-1

安全
保護系

火災区域
番号

○

○※1

原子炉
停止系

○※1

○

工学的
安全施設

○※2

○

非常用
所内
電源系

○

○

事故時
監視
計器

○※3

○

残留熱
除去系

○※3

○

最終的な
熱の
逃し場

○

○

補助
設備

○

○

高温
停止

柏崎刈羽原子力発電所 7 号炉 火災影響評価

○

○

低温
停止

確認事項

原子炉未臨界：SLC※1
原子炉過圧防止：SRV
炉心冷却：RCIC、HPCF(B)(C)、ADS(A)(B)と LPFL(A)(B)(C)の組合せ
原子炉減圧：ADS(A)(B)
崩壊熱除去：RHR(A)(B)(C)
非常用所内電源系：D/G(A)(B)(C)，直流電源(Ⅰ)(Ⅱ)(Ⅲ)(Ⅳ)
補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機冷却系及び補助設備を確保可能

原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
原子炉過圧防止：SRV
炉 心 冷 却 ： HPCF(B)(C) 、 ADS(A)(B) とLPFL(B)(C)の組合せ※1
原子炉減圧：ADS(A)(B)
崩壊熱除去：RHR(B)(C)※3
非常用所内電源系：D/G(B)(C)※2、直流電源(Ⅰ)(Ⅱ)(Ⅲ)(Ⅳ)
補機冷却系、補助設備：上記緩和系に関わる補機冷却系及び補助設備を確保可能な お ， 影 響 を 与 え る 隣 接 火 災 区 域（RX-B3F-2,RX-B1F-1）を考慮した場合であっても安全停止パスが確保されていることを確認し
た。

・

・
・
・

・
・
・

安全停止の成功パスが以下のようにあることを
確認した。

・

・
・
・

・
・
・

安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認した。

（
は当該火災区域の火災が影響を与える隣接火災区域を考慮しても機能維持される緩和系）

評価結果

-8-添付6-25-

RX-B1F-1

火災区域
番号

○

安全
保護系

○

原子炉
停止系

○※1

工学的
安全施設

○※2

非常用
所内
電源系

○

事故時
監視
計器

○※3

残留熱
除去系

○※3

最終的な
熱の
逃し場

○

補助
設備

○＊

高温
停止

柏崎刈羽原子力発電所 7 号炉 火災影響評価

○

低温
停止

確認事項

原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
原子炉過圧防止：SRV
炉心冷却：HPCF(B)，ADS(B)と LPFL(B)の組
合せ※1
原子炉減圧：ADS(B)※1
崩壊熱除去：RHR(B)※3
非 常 用 所 内 電 源 系 ： D/G(B) 、 直 流 電 源(Ⅰ)(Ⅱ)(Ⅳ)※2
補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機冷却系及び補助設備を確保可能＊当該火災区域での火災発生時に DG(B)の単一故障を想定すると高温停止の成功パスが確保されなくなる。これは，RIP ASD(A 系)室に安全区
分Ⅰと安全区分Ⅲのケーブルが，DG(A)(C)室前
室に DG(A)制御盤・ケーブル及び安全区分Ⅰのケーブルと DG(C)制御盤・ケーブルが設置されているが系統分離されていないためである。
この火災区域の各部屋については，詳細な影
響評価を実施し，高温停止の成功パスが複数確保可能であることを確認した。
なお，当該室には固定式消火設備を設置予定である。

なお，影響を与える隣接火災区域（RX-B2F-1）を考慮した場合であっても安全停止パスが確保されていることを確認した。

・

・
・
・

・
・
・

安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認した。

（
は当該火災区域の火災が影響を与える隣接火災区域を考慮しても機能維持される緩和系）

評価結果

-8-添付6-26-○○

RX-B1F-2

RX-B1F-3

安全
保護系

火災区域
番号

○

○

原子炉
停止系

○

○※1

工学的
安全施設

○

○※2

非常用
所内
電源系

○

○

事故時
監視
計器

○

○※3

残留熱
除去系

○

○※3

最終的な
熱の
逃し場

○

○

補助
設備

○

○

高温
停止

柏崎刈羽原子力発電所 7 号炉 火災影響評価

○

○

低温
停止

確認事項

・

・
・
・

・
・
・

原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
原子炉過圧防止：SRV
炉心冷却：RCIC，HPCF(B)(C)，ADS(A)(B)と LPFL(A)(B)(C)の組合せ
原子炉減圧：ADS(A)(B)
崩壊熱除去：RHR(A)(B)(C)
非常用所内電源系：D/G(A)(B)(C)，直流電源(Ⅰ)(Ⅱ)(Ⅲ)(Ⅳ)
補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機冷却系及び補助設備を確保可能

安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認した。
・ 原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
・ 原子炉過圧防止：SRV・ 炉 心 冷 却 ： RCIC ， HPCF(C) ， ADS(A)(B)とLPFL(C)の組合せ※1
・ 原子炉減圧：ADS(A)(B)・ 崩壊熱除去：RHR(C)※3
・ 非常用所内電源系：D/G(C)※2，直流電源(Ⅰ)(Ⅱ)(Ⅲ)(Ⅳ)
・ 補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機冷却系及び補助設備を確保可能
安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認した。

（
は当該火災区域の火災が影響を与える隣接火災区域を考慮しても機能維持される緩和系）

評価結果

-8-添付6-27-○○

RX-B1F-4

RX-B1F-5

安全
保護系

火災区域
番号

○

○

原子炉
停止系

○※1

○

工学的
安全施設

○※2

○

非常用
所内
電源系

○

○

事故時
監視
計器

○※3

○

残留熱
除去系

○※3

○

最終的な
熱の
逃し場

○

○

補助
設備

○

○

高温
停止

柏崎刈羽原子力発電所 7 号炉 火災影響評価

○

○

低温
停止

確認事項

・

・
・
・

・
・
・

原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
原子炉過圧防止：SRV
炉 心 冷 却 ： RCIC ， HPCF(B) ， ADS(A)(B)とLPFL(A)(B)の組合せ※1
原子炉減圧：ADS(A)(B)
崩壊熱除去：RHR(A)(B)※3
非常用所内電源系：D/G(A)(B)※2，直流電源(Ⅰ)(Ⅱ)(Ⅲ)(Ⅳ)
補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機冷却系及び補助設備を確保可能

安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認した。
・ 原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
・ 原子炉過圧防止：SRV・ 炉心冷却：RCIC，HPCF(B)(C)，ADS(A)(B)と LPFL(A)(B)(C)の組合せ
・ 原子炉減圧：ADS(A)(B)・ 崩壊熱除去：RHR(A)(B)(C)・ 非常用所内電源系：D/G(A)(B)(C)，直流電源(Ⅰ)(Ⅱ)(Ⅲ)(Ⅳ)
・ 補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機冷却系及び補助設備を確保可能
安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認した。

（
は当該火災区域の火災が影響を与える隣接火災区域を考慮しても機能維持される緩和系）

評価結果

-8-添付6-28-○○

RX-B1F-6

RX-1F-1

安全
保護系

火災区域
番号

○

○

原子炉
停止系

○※1

○※1

工学的
安全施設

○

○※2

非常用
所内
電源系

○

○

事故時
監視
計器

○※2

○※3

残留熱
除去系

○※2

○※3

最終的な
熱の
逃し場

○

○

補助
設備

○

○

高温
停止

柏崎刈羽原子力発電所 7 号炉 火災影響評価

○

○

低温
停止

確認事項

原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
原子炉過圧防止：SRV
炉心冷却：HPCF(C)，ADS(A)と LPFL(A)(C)の組合せ※1
原子炉減圧：ADS(A)※1
崩壊熱除去：RHR(A)(C)※3
非常用所内電源系：D/G(A)(C)※2，直流電源(Ⅰ)(Ⅱ)(Ⅲ)(Ⅳ)
補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機冷却系及び補助設備を確保可能

・

・
・
・

・
・
・

原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
原子炉過圧防止：SRV
炉心冷却：RCIC，HPCF(B)(C)，ADS(A)(B)と LPFL(A)(B)の組合せ※1
原子炉減圧：ADS(A)(B)
崩壊熱除去：RHR(A)(B)※2
非常用所内電源系：D/G(A)(B)(C)，直流電源(Ⅰ)(Ⅱ)(Ⅲ)(Ⅳ)
補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機冷却系及び補助設備を確保可能

安全停止の成功パスが以下のようにあることを
確認した。

・

・
・
・

・
・
・

安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認した。

（
は当該火災区域の火災が影響を与える隣接火災区域を考慮しても機能維持される緩和系）

評価結果

-8-添付6-29-○○

RX-1F-2

RX-2F-1

安全
保護系

火災区域
番号

○

○

原子炉
停止系

○

○※1

工学的
安全施設

○

○

非常用
所内
電源系

○

○

事故時
監視
計器

○

○※2

残留熱
除去系

○

○※2

最終的な
熱の
逃し場

○

○

補助
設備

○

○

高温
停止

柏崎刈羽原子力発電所 7 号炉 火災影響評価

○

○

低温
停止

確認事項

原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
原子炉過圧防止：SRV
炉心冷却：RCIC，HPCF(B)(C)，ADS(A)(B)と LPFL(B)(C)の組合せ
原子炉減圧：ADS(A)(B)
崩壊熱除去：RHR(B)(C)
非常用所内電源系：D/G(A)(B)(C)，直流電源(Ⅰ)(Ⅱ)(Ⅲ)(Ⅳ)
補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機冷却系及び補助設備を確保可能

・

・
・
・

・
・
・

原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
原子炉過圧防止：SRV
炉心冷却：RCIC，HPCF(B)(C)，ADS(A)(B)と LPFL(A)(B)(C)の組合せ
原子炉減圧：ADS(A)(B)
崩壊熱除去：RHR(A)(B)(C)
非常用所内電源系：D/G(A)(B)(C)，直流電源(Ⅰ)(Ⅱ)(Ⅲ)(Ⅳ)
補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機冷却系及び補助設備を確保可能

安全停止の成功パスが以下のようにあることを
確認した。

・

・
・
・

・
・
・

安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認した。

（
は当該火災区域の火災が影響を与える隣接火災区域を考慮しても機能維持される緩和系）

評価結果

-8-添付6-30-○○

RX-3F-1

RX-4F-1

安全
保護系

火災区域
番号

○

○

原子炉
停止系

○

○

工学的
安全施設

○

○

非常用
所内
電源系

○

○

事故時
監視
計器

○

○

残留熱
除去系

○

○

最終的な
熱の
逃し場

○

○

補助
設備

○

○

高温
停止

柏崎刈羽原子力発電所 7 号炉 火災影響評価

○

○

低温
停止

確認事項

原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
原子炉過圧防止：SRV
炉心冷却：RCIC，HPCF(B)(C)，ADS(A)(B)と LPFL(A)(B)(C)の組合せ
原子炉減圧：ADS(A)(B)
崩壊熱除去：RHR(A)(B)(C)
非常用所内電源系：D/G(A)(B)(C)，直流電源(Ⅰ)(Ⅱ)(Ⅲ)(Ⅳ)
補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機冷却系及び補助設備を確保可能

・

・
・
・

・
・
・

原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
原子炉過圧防止：SRV
炉心冷却：RCIC，HPCF(B)(C)，ADS(A)(B)と LPFL(A)(B)(C)の組合せ
原子炉減圧：ADS(A)(B)
崩壊熱除去：RHR(A)(B)(C)
非常用所内電源系：D/G(A)(B)(C)，直流電源(Ⅰ)(Ⅱ)(Ⅲ)(Ⅳ)
補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機冷却系及び補助設備を確保可能

安全停止の成功パスが以下のようにあることを
確認した。

・

・
・
・

・
・
・

安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認した。

（
は当該火災区域の火災が影響を与える隣接火災区域を考慮しても機能維持される緩和系）

評価結果

-8-添付6-31-○○

RX-ALL

TB-ALL

安全
保護系

火災区域
番号

○

○※1

原子炉
停止系

○※1

○※2

工学的
安全施設

○※2

○※3

非常用
所内
電源系

○

○

事故時
監視
計器

○※3

○※4

残留熱
除去系

○※3

○※4

最終的な
熱の
逃し場

○

○

補助
設備

○

○

高温
停止

柏崎刈羽原子力発電所 7 号炉 火災影響評価

○

○

低温
停止

確認事項

安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認した。
・ 原子炉未臨界：スクラム※1・ 原子炉過圧防止：SRV・ 炉心冷却：RCIC，ADS(A)と LPFL(A)の組合
せ※2
・ 原子炉減圧：ADS(A)※2
・ 崩壊熱除去：RHR(A)※4
・ 非 常 用 所 内 電 源 系 ： D/G(A) ， 直 流 電 源(Ⅰ)(Ⅳ) ※3
・ 補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機冷却系及び補助設備を確保可能
なお，影響を与える隣接火災区域（TB-ALL）を考慮した場合であっても安全停止パスが確保されていることを確認した。
安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認した。
・ 原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
・ 原子炉過圧防止：SRV・ 炉心冷却：RCIC，ADS(A)(B)と LPFL(A)の組
合せ※1
・ 原子炉減圧：ADS(A)(B)・ 崩壊熱除去：RHR(A)※3
・ 非常用所内電源系：D/G(A)※2，直流電源(Ⅰ)(Ⅱ)(Ⅲ)(Ⅳ)
・ 補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機冷却系及び補助設備を確保可能な お ， 影 響 を 与 え る 隣 接 火 災 区 域（RX-ALL,RWB-ALL）を考慮した場合であっても安全停止パスが確保されていることを確認した。

（
は当該火災区域の火災が影響を与える隣接火災区域を考慮しても機能維持される緩和系）

評価結果

-8-添付6-32-○○

TB-B2F-1

TB-B1F-1

安全
保護系

火災区域
番号

○

○

原子炉
停止系

○※1

○※1

工学的
安全施設

○※2

○※2

非常用
所内
電源系

○

○

事故時
監視
計器

○※3

○※3

残留熱
除去系

○※3

○※3

最終的な
熱の
逃し場

○

○

補助
設備

○

○

高温
停止

柏崎刈羽原子力発電所 7 号炉 火災影響評価

○

○

低温
停止

確認事項

原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
原子炉過圧防止：SRV
炉心冷却：RCIC，HPCF(B)(C)，ADS(A)(B)と LPFL(B)(C)の組合せ※1
・ 原子炉減圧：ADS(A)(B)・ 崩壊熱除去：RHR(B)(C)※3
・ 非常用所内電源系：D/G(B)(C)※2，直流電源(Ⅰ)(Ⅱ)(Ⅲ)(Ⅳ)
・ 補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機冷却系及び補助設備を確保可能
なお，影響を与える隣接火災区域（TB-1F-1）を考慮した場合であっても安全停止パスが確保されていることを確認した。

・・・

原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
原子炉過圧防止：SRV
炉 心 冷 却 ： RCIC ， HPCF(B) ， ADS(A)(B)とLPFL(B)の組合せ※1
・ 原子炉減圧：ADS(A)(B)・ 崩壊熱除去：RHR(B)※3・ 非常用所内電源系：D/G(B)※2，直流電源(Ⅰ)(Ⅱ)(Ⅲ)(Ⅳ)
・ 補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機冷却系及び補助設備を確保可能
安全停止の成功パスが以下のようにあることを
確認した。

・
・
・

安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認した。

（
は当該火災区域の火災が影響を与える隣接火災区域を考慮しても機能維持される緩和系）

評価結果

-8-添付6-33-○○

TB-1F-1

TB-2F-1

安全
保護系

火災区域
番号

○

○

原子炉
停止系

○※1

○※1

工学的
安全施設

○※2

○※2

非常用
所内
電源系

○

○

事故時
監視
計器

○※3

○※3

残留熱
除去系

○※3

○※3

最終的な
熱の
逃し場

○

○

補助
設備

○

○

高温
停止

柏崎刈羽原子力発電所 7 号炉 火災影響評価

○

○

低温
停止

確認事項

安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認した。
・ 原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
・ 原子炉過圧防止：SRV・ 炉心冷却：RCIC，HPCF(B)(C)，ADS(A)(B)と LPFL(B)(C)の組合せ※1
・ 原子炉減圧：ADS(A)(B)・ 崩壊熱除去：RHR(B)(C)※3
・ 非常用所内電源系：D/G(B)(C)※2，直流電源(Ⅰ)(Ⅱ)(Ⅲ)(Ⅳ)
・ 補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機冷却系及び補助設備を確保可能な お ， 影 響 を 与 え る 隣 接 火 災 区 域（TB-B1F-1,TB-2F-1）を考慮した場合であっても安全停止パスが確保されていることを確認した。
安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認した。
・ 原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
・ 原子炉過圧防止：SRV・ 炉心冷却：RCIC，HPCF(B)(C)，ADS(A)(B)と LPFL(B)(C)の組合せ※1
・ 原子炉減圧：ADS(A)(B)・ 崩壊熱除去：RHR(B)(C)※3
・ 非常用所内電源系：D/G(B)(C)※2，直流電源(Ⅰ)(Ⅱ)(Ⅲ)(Ⅳ)
・ 補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機冷却系及び補助設備を確保可能
なお，影響を与える隣接火災区域（TB-1F-1）を考慮した場合であっても安全停止パスが確保されていることを確認した。

（
は当該火災区域の火災が影響を与える隣接火災区域を考慮しても機能維持される緩和系）

評価結果

-8-添付6-34-○○

CB-B2F-1

CB-B2F-2

安全
保護系

火災区域
番号

○

○

原子炉
停止系

○※1

○※1

工学的
安全施設

○※2

○※2

非常用
所内
電源系

○

○

事故時
監視
計器

○※3

○※3

残留熱
除去系

○※3

○※3

最終的な
熱の
逃し場

○

○

補助
設備

○

○

高温
停止

柏崎刈羽原子力発電所 7 号炉 火災影響評価

○

○

低温
停止

確認事項

原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
原子炉過圧防止：SRV
炉 心 冷 却 ： HPCF(B)(C) ， ADS(B) とLPFL(B)(C)の組合せ※1
・ 原子炉減圧：ADS(B)※1
・ 崩壊熱除去：RHR(B)(C)※3
・ 非常用所内電源系：D/G(B)(C)，直流電源(Ⅱ)(Ⅲ)(Ⅳ) ※2
・ 補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機冷却系及び補助設備を確保可能
なお，影響を与える隣接火災区域（CB-B1F-1）を考慮した場合であっても安全停止パスが確保されていることを確認した。
安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認した。
・ 原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
・ 原子炉過圧防止：SRV・ 炉 心 冷 却 ： RCIC ， HPCF(C) ， ADS(A) とLPFL(A)(C)の組合せ※1
・ 原子炉減圧：ADS(A)※1
・ 崩壊熱除去：RHR(A)(C)※3
・ 非常用所内電源系：D/G(A)(C)，直流電源(Ⅰ)(Ⅲ)(Ⅳ) ※2
・ 補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機冷却系及び補助設備を確保可能
なお，影響を与える隣接火災区域（CB-B2F-5）を考慮した場合であっても安全停止パスが確保されていることを確認した。

・・・

安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認した。

（
は当該火災区域の火災が影響を与える隣接火災区域を考慮しても機能維持される緩和系）

評価結果

-8-添付6-35-○○

CB-B2F-3

CB-B2F-4

安全
保護系

火災区域
番号

○

○

原子炉
停止系

○

○

工学的
安全施設

○

○

非常用
所内
電源系

○

○

事故時
監視
計器

○

○

残留熱
除去系

○

○

最終的な
熱の
逃し場

○

○

補助
設備

○

○

高温
停止

柏崎刈羽原子力発電所 7 号炉 火災影響評価

○

○

低温
停止

確認事項

原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
原子炉過圧防止：SRV
炉心冷却：RCIC，HPCF(B)(C)，ADS(A)(B)と LPFL(A)(B)(C)の組合せ
原子炉減圧：ADS(A)(B)
崩壊熱除去：RHR(A)(B)(C)
非常用所内電源系：D/G(A)(B)(C)，直流電源(Ⅰ)(Ⅱ)(Ⅲ)(Ⅳ)
補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機冷却系及び補助設備を確保可能

原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
原子炉過圧防止：SRV
炉心冷却：RCIC，HPCF(B)(C)， ADS(A)(B)と LPFL(A)(B)(C)の組合せ
原子炉減圧：ADS(A)(B)
崩壊熱除去：RHR(A)(B)(C)
非常用所内電源系：D/G(A)(B)(C)，直流電源(Ⅰ)(Ⅱ)(Ⅲ)(Ⅳ)
補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機冷却系及び補助設備を確保可能
なお，影響を与える隣接火災区域（CB-B1F-7）を考慮した場合であっても安全停止パスが確保されていることを確認した。

・

・
・
・

・
・
・

安全停止の成功パスが以下のようにあることを
確認した。

・

・
・
・

・
・
・

安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認した。

（
は当該火災区域の火災が影響を与える隣接火災区域を考慮しても機能維持される緩和系）

評価結果

-8-添付6-36-○○

CB-B2F-5

CB-B1F-1

安全
保護系

火災区域
番号

○

○

原子炉
停止系

○※1

○※1

工学的
安全施設

○※2

○※2

非常用
所内
電源系

○

○

事故時
監視
計器

○※3

○※3

残留熱
除去系

○※3

○※3

最終的な
熱の
逃し場

○

○

補助
設備

○

○

高温
停止

柏崎刈羽原子力発電所 7 号炉 火災影響評価

○

○

低温
停止

確認事項

安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認した。
・ 原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
・ 原子炉過圧防止：SRV・ 炉心冷却：RCIC，ADS(A)と LPFL(A)の組合
せ※1
・ 原子炉減圧：ADS(A)※1
・ 崩壊熱除去：RHR(A)※3・ 非 常 用 所 内 電 源 系 ： D/G(A) ， 直 流 電 源(Ⅰ)(Ⅳ)※2・ 補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機冷却系及び補助設備を確保可能な お ， 影 響 を 与 え る 隣 接 火 災 区 域（CB-B2F-2,CB-RF-1,CB-RF-2）を考慮した場合であっても安全停止パスが確保されていることを確認した。
安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認した。
・ 原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
・ 原子炉過圧防止：SRV・ 炉 心 冷 却 ： HPCF(B)(C) ， ADS(B) とLPFL(B)(C)の組合せ※1
・ 原子炉減圧：ADS(B)※1
・ 崩壊熱除去：RHR(B)(C)※3
・ 非常用所内電源系：D/G(B)(C)，直流電源(Ⅱ)(Ⅲ)(Ⅳ)※2
・ 補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機冷却系及び補助設備を確保可能
なお，影響を与える隣接火災区域（CB-B2F-1）を考慮した場合であっても安全停止パスが確保されていることを確認した。

（
は当該火災区域の火災が影響を与える隣接火災区域を考慮しても機能維持される緩和系）

評価結果

-8-添付6-37-○○

CB-B1F-2

CB-B1F-3

安全
保護系

火災区域
番号

○

○

原子炉
停止系

○※1

○※1

工学的
安全施設

○※2

○※2

非常用
所内
電源系

○

○

事故時
監視
計器

○※3

○※3

残留熱
除去系

○※3

○※3

最終的な
熱の
逃し場

○

○

補助
設備

○

○

高温
停止

柏崎刈羽原子力発電所 7 号炉 火災影響評価

○

○

低温
停止

確認事項

原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
原子炉過圧防止：SRV
炉心冷却：RCIC，ADS(A)と LPFL(A)(C)の組
合せ※1
原子炉減圧：ADS(A)※1
崩壊熱除去：RHR(A)(C)※3
非常用所内電源系：D/G(A)(C)，直流電源(Ⅰ)(Ⅲ)(Ⅳ)※2
補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機冷却系及び補助設備を確保可能

・

・
・
・

・
・
・

原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
原子炉過圧防止：SRV
炉 心 冷 却 ： RCIC ， HPCF(B) ， ADS(A)(B)とLPFL(A)(B)の組合せ※1
原子炉減圧：ADS(A)(B)
崩壊熱除去：RHR(A)(B)※3
非常用所内電源系：D/G(A)(B)，直流電源(Ⅰ)(Ⅱ)(Ⅳ) ※2
補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機冷却系及び補助設備を確保可能

安全停止の成功パスが以下のようにあることを
確認した。

・

・
・
・

・
・
・

安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認した。

（
は当該火災区域の火災が影響を与える隣接火災区域を考慮しても機能維持される緩和系）

評価結果

-8-添付6-38-○○

CB-B1F-4

CB-B1F-6

安全
保護系

火災区域
番号

○

○

原子炉
停止系

○※1

○※1

工学的
安全施設

○※2

○※2

非常用
所内
電源系

○

○

事故時
監視
計器

○※3

○※3

残留熱
除去系

○※3

○※3

最終的な
熱の
逃し場

○

○

補助
設備

○

○

高温
停止

柏崎刈羽原子力発電所 7 号炉 火災影響評価

○

○

低温
停止

確認事項

安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認した。
・ 原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
・ 原子炉過圧防止：SRV・ 炉心冷却：HPCF(B)(C)，ADS(B)と LPFL(B)(C)の組合せ※1
・ 原子炉減圧：ADS(B)※1
・ 崩壊熱除去：RHR(B)(C)※3
・ 非常用所内電源系：D/G(B)(C)，直流電源(Ⅱ)(Ⅲ)(Ⅳ)※2
・ 補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機冷却系及び補助設備を確保可能

安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認した。
・ 原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
・ 原子炉過圧防止：SRV・ 炉 心 冷 却 ： RCIC ， HPCF(C) ， ADS(A)(B)とLPFL(A)(B)(C)の組合せ※1
・ 原子炉減圧：ADS(A)(B)・ 崩壊熱除去：RHR(A)(C)※3
・ 非常用所内電源系：D/G(A)(C)，直流電源(Ⅰ)(Ⅲ)※2・ 補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機冷却系及び補助設備を確保可能（
は当該火災区域の火災が影響を与える隣接火災区域を考慮しても機能維持される緩和系）

評価結果

-8-添付6-39-

安全
保護系

○

○

火災区域
番号

CB-B1F-7

CB-1F-1

○

○

原子炉
停止系

○※1

○※1

工学的
安全施設

○※2

○※2

非常用
所内
電源系

○

○

事故時
監視
計器

○※3

○※3

残留熱
除去系

○※3

○※3

最終的な
熱の
逃し場

○

○

補助
設備

○

○

高温
停止

柏崎刈羽原子力発電所 7 号炉 火災影響評価

○

○

低温
停止

確認事項

RSS からの操作により安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認した。
・ 原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
・ 原子炉過圧防止：SRV・ 炉心冷却：HPCF(B)，SRV と LPFL(A)(B)の組
合せ※1
・ 原子炉減圧：SRV※1
・ 崩壊熱除去：RHR(A)(B)※3・ 非常用所内電源系：D/G(A)(B)※2，直流電源(Ⅰ)(Ⅱ)(Ⅲ)(Ⅳ)
・ 補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機冷却系及び補助設備を確保可能
なお，影響を与える隣接火災区域（CB-2F-1）を考慮した場合であっても安全停止パスが確保されていることを確認した。

原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
原子炉過圧防止：SRV
炉心冷却：RCIC，ADS(A)と LPFL(A)の組合
せ※1
・ 原子炉減圧：ADS(A)※1
・ 崩壊熱除去：RHR(A)※3・ 非 常 用 所 内 電 源 系 ： D/G(A) ， 直 流 電 源(Ⅰ)(Ⅲ)(Ⅳ)※2
・ 補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機冷却系及び補助設備を確保可能
なお，影響を与える隣接火災区域（CB-B2F-4）を考慮した場合であっても安全停止パスが確保されていることを確認した。

・・・

安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認した。

（
は当該火災区域の火災が影響を与える隣接火災区域を考慮しても機能維持される緩和系）

評価結果

-8-添付6-40-○○

CB-2F-1

安全保護系

CB-1F-2

火災区域
番号

○

○

原子炉
停止系

○※1

○※1

工学的
安全施設

○※2

○※2

非常用
所内
電源系

○

○

事故時
監視
計器

○※3

○※3

残留熱
除去系

○※3

○※3

最終的な
熱の
逃し場

○

○

補助
設備

○

○

高温
停止

柏崎刈羽原子力発電所 7 号炉 火災影響評価

○

○

低温
停止

確認事項

原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
原子炉過圧防止：SRV
炉心冷却：HPCF(B)，SRV と LPFL(A)(B)の組合せ※1
・ 原子炉減圧：SRV※1
・ 崩壊熱除去：RHR(A)(B)※3・ 非常用所内電源系：D/G(A)(B)※2，直流電源(Ⅰ)(Ⅱ)(Ⅲ)(Ⅳ)
・ 補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機冷却系及び補助設備を確保可能
なお，影響を与える隣接火災区域（CB-2F-2）を考慮した場合であっても安全停止パスが確保されていることを確認した。
RSS からの操作により安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認した。
・ 原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
・ 原子炉過圧防止：SRV・ 炉心冷却：HPCF(B)，SRV と LPFL(A)(B)の組合せ※1
・ 原子炉減圧：SRV※1
・ 崩壊熱除去：RHR(A)(B)※3・ 非常用所内電源系：D/G(A)(B)※2，直流電源(Ⅰ)(Ⅱ)(Ⅲ)(Ⅳ)
・ 補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機冷却系及び補助設備を確保可能
なお，影響を与える隣接火災区域（CB-1F-1）を考慮した場合であっても安全停止パスが確保されていることを確認した。

・・・

RSS からの操作により安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認した。

（
は当該火災区域の火災が影響を与える隣接火災区域を考慮しても機能維持される緩和系）

評価結果

-8-添付6-41-○○

CB-RF-1

安全保護系

CB-2F-2

火災区域
番号

○

○

原子炉
停止系

○

○※1

工学的
安全施設

○

○※2

非常用
所内
電源系

○

○

事故時
監視
計器

○

○※3

残留熱
除去系

○

○※3

最終的な
熱の
逃し場

○

○

補助
設備

○

○

高温
停止

柏崎刈羽原子力発電所 7 号炉 火災影響評価

○

○

低温
停止

確認事項

原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
原子炉過圧防止：SRV
炉心冷却：HPCF(B)，SRV と LPFL(A)(B)の組合せ※1
・ 原子炉減圧：SRV※1
・ 崩壊熱除去：RHR(A)(B)※3・ 非常用所内電源系：D/G(A)(B)※2，直流電源(Ⅰ)(Ⅱ)(Ⅲ)(Ⅳ)
・ 補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機冷却系及び補助設備を確保可能
なお，影響を与える隣接火災区域（CB-1F-2）を考慮した場合であっても安全停止パスが確保されていることを確認した。
安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認した。
・ 原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
・ 原子炉過圧防止：SRV・ 炉心冷却： RCIC，HPCF(B)(C)， ADS(A)(B)と LPFL(A)(B)(C)の組合せ
・ 原子炉減圧：ADS(A)(B)・ 崩壊熱除去：RHR(A)(B)(C)・ 非常用所内電源系：D/G(A)(B)(C)，直流電源(Ⅰ)(Ⅱ)(Ⅲ)(Ⅳ)
・ 補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機冷却系及び補助設備を確保可能
なお，影響を与える隣接火災区域（CB-B2F-5）を考慮した場合であっても安全停止パスが確保されていることを確認した。

・・・

RSS からの操作により安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認した。

（
は当該火災区域の火災が影響を与える隣接火災区域を考慮しても機能維持される緩和系）

評価結果

-8-添付6-42-○○

CB-RF-2

RWB-ALL

安全
保護系

火災区域
番号

○

○

原子炉
停止系

○

○

工学的
安全施設

○

○

非常用
所内
電源系

○

○

事故時
監視
計器

○

○

残留熱
除去系

○

○

最終的な
熱の
逃し場

○

○

補助
設備

○

○

高温
停止

柏崎刈羽原子力発電所 7 号炉 火災影響評価

○

○

低温
停止

確認事項

安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認した。
・ 原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
・ 原子炉過圧防止：SRV・ 炉心冷却： RCIC，HPCF(B)(C)， ADS(A)(B)と LPFL(A)(B)(C)の組合せ
・ 原子炉減圧：ADS(A)(B)・ 崩壊熱除去：RHR(A)(B)(C)・ 非常用所内電源系：D/G(A)(B)(C)，直流電源(Ⅰ)(Ⅱ)(Ⅲ)(Ⅳ)
・ 補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機冷却系及び補助設備を確保可能
なお，影響を与える隣接火災区域（CB-B2F-5）を考慮した場合であっても安全停止パスが確保されていることを確認した。
安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認した。
・ 原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
・ 原子炉過圧防止：SRV・ 炉心冷却： RCIC，HPCF(B)(C)， ADS(A)(B)と LPFL(A)(B)(C)の組合せ
・ 原子炉減圧：ADS(A)(B)・ 崩壊熱除去：RHR(A)(B)(C)・ 非常用所内電源系：D/G(A)(B)(C)，直流電源(Ⅰ)(Ⅱ)(Ⅲ)(Ⅳ)
・ 補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機冷却系及び補助設備を確保可能
なお，影響を与える隣接火災区域（TB-ALL）を考慮した場合であっても安全停止パスが確保されていることを確認した。

（
は当該火災区域の火災が影響を与える隣接火災区域を考慮しても機能維持される緩和系）

評価結果

添付資料７

柏崎刈羽原子力発電所 ６号及び７号炉における火災区域の詳細な火災影響評価について

添付資料７

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び号炉における火災区域の詳細な火災影響評価について
1．概要
隣接火災区域に影響を与えない火災区域については，当該火災区域内に設置される全機器の機能喪失を想定しても，安全停止パスが少なくとも一つ確保されることを確認したが，火災区域については，単一故障及び外部電源喪失を想定した場合，高温停止の成功パスが確保できないことが確認された（6 号炉；表 1，7 号炉；表 3）。
そこで，安全停止パス確保の観点から，当該火災区域の中で最も評価条件が厳しい安全区分Ⅰと安全区分Ⅲが系統分離されていない以下の部屋において，具体的な火災源を想定し詳細な火災影響評価を行った。

2．評価結果
詳細な火災影響評価の結果を表 2（6 号炉），表 4（7 号炉）に示す。各部屋において，最も厳しい単一火災を想定に加え，単一故障を想定しても，高温停止の成功パスが少なくとも一つ確保可能であることから，原子炉の安全停止に影響はない。
なお，安全区分Ⅰと安全区分Ⅲが系統分離されていない部屋には，ガス式消火設備を設置する予定である。また，当該室は持込み可燃物管理において資機材の仮置き制限を行い，火災の発生防止に努める。

－ 8－添付 7-1 －－ 8-添付7-2 －RX-B1F-1

火災区域
番号

○

安全
保護系

○※1

原子炉
停止系

○※2

工学的
安全施設

○※3

非常用
所内
電源系

○

事故時
監視
計器

○※4

残留熱
除去系

○※4

最終的な
熱の
逃し場

○

補助
設備

○＊

高温
停止

○

低温
停止

表 1 柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉 火災影響評価

確認事項

原子炉未臨界：スクラム※1
原子炉過圧防止：SRV
炉心冷却：HPCF(B)，ADS(B)と LPFL(B)の組
合せ※1
原子炉減圧：ADS(B)※2
崩壊熱除去：RHR(B)※4
非常用所内電源系：D/G(B)，直流電源(Ⅱ)※3
補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機冷却系及び補助設備を確保可能＊当該火災区域での火災発生時に DG(B)の単一故障を想定すると高温停止の成功パスが確保されなくなる。これは，RIP ASD(ABEFH)室に安全
区分Ⅰと安全区分Ⅲのケーブルが，R/B1F 非管
理区域入口室(北)に DG(A)制御盤・ケーブルとDG(C)制御盤・ケーブルが設置されているが系統分離されていないためである。
この火災区域の各部屋については，詳細な影
響評価を実施し，高温停止の成功パスが複数確保可能であることを確認した。
なお，当該室には固定式消火設備を設置予定で
ある。

・

・
・
・

・
・
・

安全停止の成功パスが以下のようにあることを
確認した。

評価結果

－ 8-添付7-3 －

YD-1

火災区域
番号

○

安全
保護系

○※1

原子炉
停止系

○※2

工学的
安全施設

○※3

非常用
所内
電源系

○

事故時
監視
計器

○※4

残留熱
除去系

○※4

最終的な
熱の
逃し場

○

補助
設備

○＊

高温
停止

○

低温
停止

表 1 柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉 火災影響評価

確認事項

原子炉未臨界：スクラム※1
原子炉過圧防止：SRV
炉心冷却：HPCF(B)，ADS(B)と LPFL(B)の組
合せ※2
原子炉減圧：ADS(B)※2
崩壊熱除去：RHR(B)※4
非 常 用 所 内 電 源 系 ： D/G(B) ， 直 流 電 源(Ⅱ)(Ⅲ)※3
補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機冷却系及び補助設備を確保可能＊当該火災区域での火災発生時に DG(B)の単一故障を想定すると高温停止の成功パスが確保されなくなる。これは，安全区分Ⅰと安全区分Ⅲのケーブルが設置されているが系統分離されていないためである。
この火災区域の各部屋については，詳細な影
響評価を実施し，高温停止の成功パスが複数確保可能であることを確認した。
なお，当該室には固定式消火設備を設置予定で
ある。

・

・
・
・

・
・
・

安全停止の成功パスが以下のようにあることを
確認した。

評価結果

－ 8-添付7-4 －RX-B1F-1

火災区域
番号

R-4-10

R-3-6

火災区域内
の部屋番号
詳細評価

柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉 火災影響評価（詳細）現場
状況

R/B 1F 非管理
区域入口室(北)【結論】
・DG(A)監視操作盤（DG(C)監視操作盤）の火災発生を想定しても，もう一方の監視操作盤に熱や輻射の影響はなく，DG(C)（DG(A)）が同時に機能喪失する恐れはない。
・当該室での最も厳しい単一火災と DG(B)の単一故障を想定しても，DG(A)が機能喪失した場合は H
PCF(C)による高温停止，DG(C)が機能喪失した場合は RCIC 又は ADS(A)＋LPFL(A)による高温停止により成功パスは確保される。

【結論】・当該室に最も厳しい単一火災を想定しても，安全区分Ⅰ，Ⅲが同時に機能喪失することは想定されず，単一故障を想定しても原子炉の安全停止パスは少なくとも一つ確保可能である。
【評価内容】
・DG(C)監視操作盤及びケーブルは DG(A)監視操作盤は十分な離隔距離（約 16m）があり，配置上も直視できる位置関係にない。
・当該室のレイアウト，制御盤の配置は，7 号炉の当該室（DG(A)(C)前室）と同様であり，7 号機の詳
細な火災影響評価結果から類推すると，DG(A)監視操作盤（DG(C)監視操作盤）の火災発生を想定しても，もう一方の監視操作盤に熱や輻射の影響はなく，DG(C)（DG(A)）が同時に機能喪失する恐れはな
い。

別紙 2

【評価内容】
・当該室の南西側に安全区分Ⅰ，北西側及び北東側に安全区分Ⅲのケーブルトレイが布設されている。
・安全区分Ⅰと北西側の安全区分Ⅲのケーブルトレイの離隔距離は約 4m で，その間に可燃物がなく空調ダクトが布設されているため，一方のケーブルトレイ下部に設置された RIP 電源装置の火災を想定しても，もう一方のケーブルトレイへの延焼や火災の影響はない。
・安全区分Ⅰと北東側の安全区分Ⅲのケーブルトレイは，十分な離隔距離（約 31m）があり，一方の安RIP-ASD
全区分のケーブル火災を想定しても，もう一方への影響はない。
(A)(B)(E)(F)(H) ・「原子力発電所の火災防護規程（JEAC4626-2010）」，「原子力発電所の火災防護指針（JEAG4607-2010）」 別紙 1
室に従い，各安全系ケーブルトレイの直下に設置されている RIP 電源装置に過電流による加熱により発生する火災を想定した場合でも，盤外に広がらず隣接する電源盤への延焼が想定されないことから，
もう一方の安全ケーブルトレイへの影響はない。

火災区域内の部屋名称

表2

－ 8-添付7-5 －

火災区域内
の部屋番号

Y-1-1

火災区域
番号

YD-1

表2
詳細評価

柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉 火災影響評価（詳細）【結論】
・当該室に最も厳しい単一火災を想定しても，安全区分Ⅰ，Ⅲが同時に機能喪失することは想定されず，単一故障を想定しても原子炉の安全停止パスは少なくとも一つ確保可能である。

【評価内容】
・当該室の北側に安全区分Ⅰ，安全区分Ⅲのケーブルトレイ（離隔距離：約 4m）の間に設置された現場盤の火災を想定しても，ケーブルトレイの布設状況から安全区分Ⅰのケーブルトレイ（水平方向のみ，底部鉄板張り）への延焼や火災の影響はない。
・安全区分Ⅰのケーブルトレイ近傍の現場盤（約 3m）からの火災発生を想定しても，安全区分Ⅲのケ
R/B～C/B 間区分
ーブルトレイへの延焼や火災の影響はない。
Ⅰトレンチ

火災区域内の
部屋名称

別紙 1

現場
状況

－ 8-添付7-6 －－ 8-添付7-7 －－ 8-添付7-8 －RX-B1F-1

火災区域
番号

○

安全
保護系

○

原子炉
停止系

○※1

工学的
安全施設

○※2

非常用
所内
電源系

○

事故時
監視
計器

○※3

残留熱
除去系

○※3

最終的な
熱の
逃し場

○

補助
設備

○＊

高温
停止

○

低温
停止

表 3 柏崎刈羽原子力発電所 7 号炉 火災影響評価

確認事項＊当該火災区域での火災発生時に DG(B)の単一故障を想定すると高温停止の成功パスが確保されなくなる。これは，RIP ASD(A)(B)(E)(F)(H)
室に安全区分Ⅰと安全区分Ⅲのケーブルが，DG(A)(C)室前室に DG(A)制御盤及びケーブルとDG(C)制御盤及びケーブルが設置されているが系統分離されていないためである。
この火災区域の各部屋については，詳細な影
響評価を実施する。

安全停止の成功パスが以下のようにあることを確認した。
・ 原子炉未臨界：スクラム（SLC も機能維持）
・ 原子炉過圧防止：SRV・ 炉心冷却：HPCF(B)，ADS(B)と LPFL(B)の組
合せ※1
・ 原子炉減圧：ADS(B)※1
・ 崩壊熱除去：RHR(B)※3
・ 非 常 用 所 内 電 源 系 ： D/G(B) 、 直 流 電 源(Ⅰ)(Ⅱ)(Ⅳ)※2
・ 補機冷却系，補助設備：上記緩和系に関わる補機冷却系及び補助設備を確保可能

評価結果

－ 8-添付7-9 －RX-B1F-1

火災区域
番号

R-1F-07

R-B1F-11

火災区域内
の部屋番号

表4
詳細評価

柏崎刈羽原子力発電所 7 号炉 火災影響評価（詳細）現場状況※：Fire Dynamics Tools(FDTS):Quantitative Fire Hazard Analysis Methods for the U.S. Nuclear Regulatory
Commission Fire Protection Inspection Program,”NUREG-1805、December 2004

【評価内容】
・当該室の安全区分Ⅰと安全区分Ⅲのケーブルトレイは，十分な離隔距離（約 43m）があり，一方の安
全区分のケーブル火災を想定しても，もう一方への影響はない。
・「原子力発電所の火災防護規程（JEAC4626-2010）」，「原子力発電所の火災防護指針（JEAG4607-2010）」
RIP-ASDに従い，各安全系ケーブルトレイの直下に設置されている RIP 電源装置に過電流による加熱により発(A)(B)(E)(F)(H)
別紙 3
生する火災を想定した場合でも，盤外に広がらず隣接する電源盤への延焼が想定されないことから，
室
もう一方の安全ケーブルトレイへの影響はない。
【結論】
・当該室に最も厳しい単一火災を想定しても，安全区分Ⅰ，Ⅲが同時に機能喪失することは想定されず，単一故障を想定しても原子炉の安全停止パスは少なくとも一つ確保可能である。
【評価内容】
・DG(C)監視操作盤及びケーブルは DG(A)監視操作盤は十分な離隔距離（約 18m）があり，配置上も直視できる位置関係にない。
・FDTS※による室温評価の結果、DG(A)監視操作盤の前に仮置きされた可燃物（発熱量 142kW）からの発火（火災継続時間：30 分）を想定しても，高温ガス層温度は強制換気有で約 122℃，強制換気無で約48℃，DG(A)室入口扉への輻射熱で 2.61kW/m2 であり，スクリーニング基準（温度 205℃，
輻射熱 6 kW/m2）
以下であり，DG（C）監視操作盤への影響はない。
・DG(C)監視操作盤の火災により近傍の安全区分Ⅰのケーブル(RCIC 外側隔離弁)が影響を受けた場合であっても，当該ケーブルは難燃性であり，かつ DG(C)監視操作盤と DG(A)監視操作盤とは十分な離隔距離（約 18m）がある。
DG(A)(C)室前室
別紙 4
【結論】
・DG(A)監視操作盤（DG(C)監視操作盤）の火災発生を想定しても，もう一方の監視操作盤に熱や輻射の影響はなく，DG(C)（DG(A)）が同時に機能喪失する恐れはない。
・当該室での最も厳しい単一火災と DG(B)の単一故障を想定しても，DG(A)が機能喪失した場合はHPCF(C)による高温停止，DG(C)が機能喪失した場合は RCIC 又は ADS(A)＋LPFL(A)による高温停止により成功パスは確保される。
・火災発生時に DG(C)と RCIC 系が機能喪失し，更に DG(B)の単一故障を想定しても ADS(A)＋LPFL(A)により高温停止の成功パスは確保される。

火災区域内の部屋名称

－ 8-添付7-10 －－ 8-添付7-11 －参考資料１

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における火災により想定される事象の確認結果

参考資料１

柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における火災により想定される事象の確認結果
内部火災により原子炉に外乱が及ぶ場合にどのような事象が発生す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の発生を想定した場合においても収束が可能か否か，解析的に確認を行った。
以下に，事象の抽出プロセス，解析前提条件及び解析結果を示す。
1. 想定される事象の評価プロセス
1.1. 評価前提
次の事項を前提とし，評価を行うこととする。
・ 内部火災発生を想定する区域及びその影響範囲のクラスⅠ及びクラスⅡの火災防護対象設備は内部火災発生により機能が喪失するが，それ以外の区域の火災防護対象設備は機能が維持される。
・ 原子炉建屋（以下，「R/B」という。）又はタービン建屋（以下，「T/B」という。）において内部火災が発生することを仮定し，当該建屋内の火災防護対象設備以外のもの（クラスⅢ及び常用系設備）は機能喪失を仮定する。
・ R/B 又は T/B において発生した内部火災は，当該の建屋以外に影響を及ぼさないと仮定する。
・ 中央制御室における火災については，火災検知器による早期検知や運転員操作によるプラント停止が期待でき，内部火災による影響波及範囲は限定的であり，また，R/B，T/B における重畳に対する検討により，発生する外乱は包絡されていると考えられることから，事象の抽出は行わない。
1.2. 抽出プロセスの考え方
内部火災に起因して様々な機器の故障や誤動作に伴う外乱の発生が想定され，また，幾つかの外乱が同時に発生することも考えられる。
しかしながら，火災防護対象設備以外の常用系等の設備に対しては，網羅的にそれらの配置を整理し，詳細に火災影響を分析することが困難であることから，R/B 及び T/B で内部火災により発生すると考えられる外乱の抽出を行い，内部火災により誘発される過渡事象等の起因事象（以下，「代表事象」という）を特定する。更に代表事象が重畳することも考慮する。なお，全ての代表事象の重畳の組み合わせを定量的に評価することは現実的ではないことから，代表- 8-参考 1-1 -事象の事象進展の特徴から，重畳した場合の事象進展を定性的に推定し，より厳しい評価結果となり得る組み合わせについて，収束が可能であるかについて
解析的に確認を行う。
以下に，内部火災により想定される事象の抽出から解析評価までのプロセス
及びプロセスの各ステップの概要を示す。（図 1-1）
【ステップ１】
評価事象を網羅的に抽出するため，『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，「安全評価審査指針」という。）の評価事象の選定方
法に従い，原子炉に有意な影響を与える要因を抽出する。（図 2-1 参照）【ステップ２】
原子炉に有意な影響を与える要因を誘発する故障を抽出する。（図 2-1 参照）【ステップ３】
ステップ２で抽出した故障が発生し得る火災区域を分析する。ここでは，保守的に R/B 及び T/B の各建屋を 1 つの区域として見なす。（図 2-1 参照）【ステップ４】
ステップ２及びステップ３での分析を踏まえ，各建屋で発生する代表事象として扱う事象を特定する。（図 2-1 参照）【ステップ５】
各建屋で発生する代表事象の解析結果等を踏まえ，代表事象の組み合わせ
毎に，重畳を考慮した場合にプラントに与える影響が厳しくなるか否かの分析を行い，解析の要否を整理する。
【ステップ６】
各建屋での内部火災の発生を想定した場合においても動作を期待出来る緩和系を確認する。
【ステップ７】
原子炉停止機能及び炉心冷却機能に単一故障を想定する。
なお，ここでは，内部火災により火災影響を受ける設備 ※ が機能喪失していることを前提に，単一故障を更に重ねる。
※：「資料８柏崎刈羽原子力発電所６号及び 7 号炉における内部火災影響評価について」にて評価された設備の機能喪失が発生することを前提としている。

【ステップ８】
ステップ７までの分析結果等を踏まえ，抽出した事象の解析を実施し，事象の収束ができることを確認する。

- 8-参考 1-2 -ステップ１

ステップ２

ステップ３

ステップ４

ステップ５

ステップ６

「安全評価審査指針」の評価事象の選定方法に従い，原子炉に有意な影響を与える主要な要因を抽出(図 2-1 参照)

主要な要因に対応する故障モードを抽出(図 2-1 参照)

抽出された故障が各建屋において発生し得るかを分析(図 2-1 参照)

各建屋について，分析結果を踏まえ代表事象を選定(図 2-1 参照)

代表事象の重畳を抽出（3 項参照）
（結果を厳しくする事象の組み合わせ（3.2 項参照））

内部火災発生時においても動作を期待できる緩和系の確認(表 4-1 参照)

ステップ７

事象毎に単一故障想定を割り当てる(5.2 項参照)

ステップ８

解析実施（6 項参照）

図 1-1 評価プロセス- 8-参考 1-3 -2. 代表事象の抽出
安全評価審査指針の評価事象の選定方法に従い，原子炉に有意な影響を与える主要な要因及びその要因に対する故障の抽出結果を図 2-1 に示す。また，同図において，抽出した故障が，R/B 及び T/B において発生し得るかを分析し，各建屋において抽出した代表事象を示す。
図 2-1 において抽出された，R/B 及び T/B における内部火災により発生する可能性のある代表事象を表 2-1 に示す。
表 2-1

抽出された代表事象抽出された代表事象

R／B

T／B

原子炉冷却材流量の喪失

○

◯ ※１

原子炉冷却材流量制御系の誤動作○

─

給水流量の全喪失＋タービントリップ○

─

主蒸気隔離弁の誤閉止○◯

逃がし弁開放○─

給水制御系の故障（流量減少）

○

─ ※２

給水制御系の故障（流量増加）○◯

HPCF の誤起動○─

RCIC の誤起動○

─

給水加熱喪失

─

◯

負荷の喪失

─

◯

原子炉圧力制御系の故障

─◯

給水流量の全喪失

─◯※１：R/B では再循環ポンプ全台トリップ，T/B では部分台数トリップを想定※２：T/B ではより厳しい給水流量の全喪失を想定- 8-参考 1-4 -- 8-参考 1-5 -

炉心内の反応度又は出力分布の異常な変化

出力分布

反応度

出力分布の異常

反応度の低下

反応度の増加図 2-1

制御棒の引抜き厳しい事象にならない

制御棒

圧力の上昇

給水温度の低下

冷却材温度の低下

外乱分析図

出力運転中の誤引抜き

制御棒落下

制御棒の誤引抜き

自由空間体積の減少

弁の閉止

ECCS等の誤起動

給水流量の増加

再循環ポンプ速度の増加

再循環流量の増加

原子炉に有意な影響を与える主要な要因（ABWR）（安全評価審査指針の手引きにおける評価事象の選定方法を参考に作成）

ステップ１

ステップ３，４

○
〇
－
×
×
×

圧力制御系の故障（蒸気加減弁閉止）
原子炉給水制御系増信号誤発生
予備給復水ポンプの誤起動
起動中の制御棒誤引抜き
出力運転中の制御棒誤引抜き
制御棒落下

（1/3）

×

〇

主蒸気隔離弁閉信号誤発生

出力運転中の制御棒誤引抜き〇

L-8信号誤発生（主蒸気止め弁閉止）〇

RCICの誤起動－〇

HPCFの誤起動－－

予備給復水ポンプの誤起動－〇

原子炉給水制御系増信号誤発生

誤発電機トリップ（主蒸気止め弁閉止）－

抽気逆止弁の誤閉止

誤タービントリップ（主蒸気止め弁閉止）〇

PLUリレー誤作動（蒸気加減弁閉止）〇主制御器増加要求信号誤発生発生

速度制御器増加要求信号誤発生要因に対応する故障≪給水制御系の故障≫≪主蒸気隔離弁の誤閉止≫≪給水流量の全喪失≫+タービントリップ

RCICの誤起動

HPCFの誤起動≪給水制御系の故障≫≪原子炉冷却材流量制御系の誤動作≫

代表事象

R/B

×

×

×

×

〇

〇

－

〇

－

〇

〇

〇

－

－

〇

〇

〇

－

－

発生

代表事象

T/B

≪給水制御系の故障≫≪主蒸気隔離弁の誤閉止≫≪負荷の喪失≫≪給水制御系の故障≫≪給水加熱喪失≫〇：故障発生あり， ×：故障発生なし， －：故障機器等が建屋内にない (≪≫で囲んだ事象は従来EPでの解析事象)

ステップ２

- 8-参考 1-6 -

炉心内の熱発生又は熱除去の
異常な変化

再循環流量
（熱除去）

冷却材温度
（熱発生）

再循環流量の増加

再循環流量の低下

冷却材温度の上昇

冷却材温度の低下

図 2-1

厳しい事象にならない

圧力の低下

原子炉に有意な影響を与える主要な要因（ABWR）（安全評価審査指針の手引きにおける評価事象の選定方法を参考に作成）

ステップ１

外乱分析図

再循環ポンプ速度の増加

再循環ポンプ自体の故障

再循環ポンプのトリップ

ECCS等の誤起動

圧力バウンダリの破断

弁の開放

給水流量の増加

給水温度の低下

ステップ３，４○－×圧力制御装置最大出力信号誤発生
タービンバイパス弁の誤開放
原子炉冷却材喪失〇
×〇〇

再循環ポンプトリップ信号誤発生
ポンプ軸の固着速度制御器増加要求信号誤発生
主制御器増加要求信号誤発生

（2/3）

〇

駆動電源喪失〇－蒸気加減弁開信号誤発生〇〇

逃がし弁開指令誤発生

RCICの誤起動－

HPCFの誤起動〇

予備給復水ポンプの誤起動－

発生

原子炉給水制御系増信号誤発生

抽気逆止弁の誤閉止要因に対応する故障≪原子炉冷却材流量制御系の誤動作≫≪原子炉冷却材流量の喪失≫

RCICの誤起動

HPCFの誤起動

逃がし弁開放≪給水制御系の故障≫

代表事象

R/B

－

－

×

〇

○

－

－

×

〇

－

〇

－

〇

〇

〇

発生

代表事象

T/B

≪原子炉冷却材流量の喪失≫≪原子炉圧力制御系の故障≫≪給水制御系の故障≫≪給水加熱喪失≫〇：故障発生あり， ×：故障発生なし， －：故障機器等が建屋内にない (≪≫で囲んだ事象は従来EPでの解析事象)

ステップ２

- 8-参考 1-7 -原子炉冷却材圧力又は原子炉冷却材保有量の異常な変化

インベントリ圧力

インベントリの増加

インベントリの減少

圧力の低下

圧力の上昇

図 2-1

原子炉に有意な影響を与える主要な要因（ABWR）（安全評価審査指針の手引きにおける評価事象の選定方法を参考に作成）

ステップ１

外乱分析図

ECCS等の誤起動

給水流量の増加

圧力バウンダリの破断

弁の開放

給水流量の低下

圧力バウンダリの破断

弁の開放

自由空間体積の減少

弁の閉止

ステップ３，４

－
○
－
×

〇
－
〇
〇

蒸気加減弁開信号誤発生
圧力制御装置最大出力信号誤発生
タービンバイパス弁の誤開放
原子炉冷却材喪失

原子炉給水制御系増信号誤発生
予備給復水ポンプの誤起動
HPCFの誤起動
RCICの誤起動

（3/3）

〇

－

タービンバイパス弁の誤開放

逃がし弁開指令誤発生○

圧力制御装置最大出力信号誤発生－－

蒸気加減弁開信号誤発生〇〇

逃がし弁開指令誤発生

復水ポンプのトリップ（駆動電源喪失）－

予備給復水ポンプの誤起動

原子炉給水制御系減信号誤発生〇

原子炉給水制御系増信号誤発生〇〇

圧力制御系の故障（蒸気加減弁閉止）－〇

主蒸気隔離弁閉信号誤発生

L-8信号誤発生〇

L-8信号誤発生（主蒸気止め弁閉止）

原子炉給水ポンプのトリップ－

誤発電機トリップ（主蒸気止め弁閉止）

×－

原子炉冷却材喪失－

誤タービントリップ（主蒸気止め弁閉止）

発生

PLUリレー誤作動（蒸気加減弁閉止）要因に対応する故障

RCICの誤起動

HPCFの誤起動≪給水制御系の故障≫

逃がし弁開放給水制御系の故障（流量減少）≪給水流量の全喪失≫+タービントリップ

逃がし弁開放≪給水制御系の故障≫≪主蒸気隔離弁の誤閉止≫≪給水流量の全喪失≫+タービントリップ

代表事象

R/B

－

－

〇

〇

×

〇

－

〇

－

〇

〇

－

〇

×

〇

－

〇

－

〇

〇

－

〇

－

〇

〇

〇

発生

代表事象

T/B

≪給水制御系の故障≫≪原子炉圧力制御系の故障≫≪給水流量の全喪失≫≪原子炉圧力制御系の故障≫≪給水制御系の故障≫≪主蒸気隔離弁の誤閉止≫≪負荷の喪失≫〇：故障発生あり， ×：故障発生なし， －：故障機器等が建屋内にない (≪≫で囲んだ事象は従来EPでの解析事象)

ステップ２

3. 重畳を考慮した内部火災影響評価事象の抽出【ステップ５】
3.1. 重畳を考慮すべき事象の分析
2 項にて抽出した R/B 及び T/B における内部火災により発生する可能性のある代表事象について，重畳を考慮した場合に，事象を厳しくする可能性について検討した。結果について表 3-1 及び表 3-2 に示す。
重畳を考慮すべき事象として抽出された代表事象の概要を表 3-3 に示す。
表 3-1

R/B における抽出事象及び重畳考慮の要否抽出された事象

重畳

重畳を考慮しない理由 ※Ⅰ

原子炉冷却材流量の喪失

考慮

―

Ⅱ

原子炉冷却材流量制御系の誤動
作

考慮

Ⅲ

給水流量の全喪失＋タービント
リップ

考慮

―
―

Ⅳ

主蒸気隔離弁の誤閉止

考慮

―

Ⅴ

逃がし弁開放―①Ⅵ

給水制御系の故障（流量減少）

―

②

Ⅶ

給水制御系の故障（流量増加）

考慮

―

Ⅷ

HPCF の誤起動―①（上部プレナムへの注水で蒸気が凝縮し圧力が低下する）

Ⅸ

RCIC の誤起動

考慮

―

表 3-2

T/B における抽出事象及び重畳考慮の要否

代表事象

重畳

重畳を考慮しない理由 ※Ⅰ

給水加熱喪失考慮―Ⅱ

原子炉冷却材流量の喪失

―

③

Ⅲ

負荷の喪失

考慮

―

Ⅳ

主蒸気隔離弁の誤閉止

考慮

―

Ⅴ

原子炉圧力制御系の故障

―

①

Ⅵ

給水流量の全喪失―②

Ⅶ

給水制御系の故障（流量増加）考慮―※ 重畳を考慮しない理由①圧力が低下する事象は重畳しても結果を厳しくしない。
②再循環流量の減少を伴わず，出力が低下する事象は重畳しても結果を厳しくしない。

- 8-参考 1-8 -③再循環流量が減少する事象について，ABWR の再循環ポンプは T/B 側信号により部分台数トリップとなり，炉心流量の減少による過度な炉心冷却能力の低下はないため，重畳しても結果を厳しくしない。
表 3-3

抽出された代表事象の概要

抽出事象

概要

原子炉の出力運転中に，再循環ポンプが同時に全台停
原子炉冷却材流量の止し，炉心流量が定格出力時の流量から自然循環流量
喪失まで大幅に低下して，炉心の冷却能力が低下する事象。
原 子 炉 冷 却 材 流 量 制 原子炉の出力運転中に，再循環流量制御系の誤動作に御系の誤動作より再循環流量が増加し，原子炉出力が上昇する事象。
給水流量の全喪失＋タービントリップ

原子炉の出力運転中に，原子炉水位高信号の誤発生によりタービンがトリップすると共に，原子炉給水ポン
プがトリップする事象。

主 蒸 気 隔 離 弁 の 誤 閉 原子炉の出力運転中に，主蒸気隔離弁が閉止し，原子炉
止
圧力が上昇する事象。
給水制御系の故障（流量増加）

原子炉の出力運転中に，給水流量が急激に増加し，炉心
入口サブクーリングが増加して，原子炉出力が上昇する事象。

RCIC の誤起動

原子炉の出力運転中に，RCIC が誤起動し，炉心入口サ
ブクーリングが増加して，原子炉出力が上昇する事象。

給水加熱喪失原子炉の出力運転中に，給水加熱器への蒸気流量が喪失して，給水温度が徐々に低下し，炉心入口サブクーリ
ングが増加して，原子炉出力が上昇する事象。

負荷の喪失

原子炉の出力運転中に，発電機負荷遮断により蒸気加減弁が急速に閉止し，原子炉圧力が上昇する事象。

3.2. 抽出事象に対する重畳の分析結果
3.1．で抽出された重畳を考慮した場合に事象を厳しくする可能性のある事象について，スクラムのタイミングなどのプラント挙動について整理し，これらの観点から，重畳の組み合わせを考慮した場合に事象を厳しくする可能性があるかについて，さらなる検討を行う。
この検討においては，２つの事象の組み合わせについて，重畳を考慮したとしてもどちらか１つの事象に包絡される，重畳を考慮した場合には厳しい評価となる可能性がある，または，重畳を考慮しない（単独の事象）方が厳しい評価となるかについて，定性的に評価を行う。
なお，重畳を考慮した場合に厳しくなる事象の組み合わせが複数同定される- 8-参考 1-9 -場合には，更なる重畳を検討することが必要となるが，次に示すとおり，厳しくなる組み合わせが２つ以上はなかったことから，３つ以上の事象の重畳についても２つの事象の重畳に包含されることを確認した。
(1) R/B における抽出事象の重畳
表 3-1 にて抽出された事象について，スクラムのタイミングなどのプラン
ト挙動について整理した結果を，表 3-4 に示す。これを踏まえ，重畳を考慮した場合について検討した結果を表 3-6 に示す。
表 3-1 に示すとおり，R/B における内部火災を想定した場合，９つの事象が想定されるが，検討の結果，「給水制御系故障」及び「再循環ポンプ全台ト
リップ＋給水制御系故障」の解析を行うこととする。
(2) T/B における抽出事象の重畳
表 3-2 にて抽出された事象について，スクラムのタイミングなどのプラン
ト挙動について整理した結果を，表 3-5 に示す。これを踏まえ，重畳を考慮した場合について検討した結果を表 3-7 に示す。
表 3-2 に示すとおり，T/B における内部火災を想定した場合，７つの事象が想定されるが，検討の結果，「給水制御系故障」の解析を行うこととする。

- 8-参考 1-10 -- 8-参考 1-11 -

出力：約 124%

圧力：約 8.08MPa[gage]

出力：初期値を超えない

圧力：約 8.05MPa[gage] 138%，圧力約 8.32MPa

TBV 不作動時は出力約42%での解析RCIC の注水流量は定格給水流量の約 3%であり，給水制御系の故障時の流量増加分（36%）と比べると影響は小さい。

（ 原 子 炉 水 位 高 →タ ー ビ
ントリップ→）

初期条件：定格出力の圧力：約 7.10MPa[gage] 65%， 定 格 炉 心 流 量 の

出力：約 130%

しない評価での圧力

圧力：約 8.23 MPa[gage] 逃 が し 弁 機 能 を 期 待（スクラムと同時に 4 台 圧力：約 8.06MPa[gage]
ポンプトリップにより低
下）

─

─

備考

出力：初期値を超えない 約 1 秒後に沸騰遷移発生

圧力のピーク値ら，タービントリップの評価で代表できる（出力／圧力ピーク値の記載はタービントリップとほぼ同等の負荷の喪失での解析結果）。

※：給水流量の全喪失は，事象発生後約 7 秒で原子炉水位低スクラムに至る事象進展がタービントリップに比べ緩やかな事象であることかⅨ RCIC の誤起動増大より出力増加（流量増加）（約 11 秒後）

炉心入口サブクール

Ⅶ 給水制御系の故障 主蒸気止め弁閉り出力増加

うボイド率減少によ

閉止（約 0.3 秒）

原子炉圧力上昇に伴Ⅳ 主蒸気隔離弁の誤 主蒸気隔離弁閉

う ボ イ ド 率 減 少 に よ より低下
り出力増加

（約 0.1 秒）

炉心流量

事象発生後の出力／

原 子 炉 圧 力 上 昇 に 伴 4 台ポンプトリップに 出力：約 123%

（L8 誤信号） ※＋タービントリップ

Ⅲ 給水流量の全喪失 主蒸気止め弁閉

出力増加

ボイド率減少により

系の誤動作（約 11 秒後）

炉 心 流 量 増 加 に 伴 う 増加

Ⅱ 原子炉冷却材流量 中性子束高

出力減少

ボイド率増加によりの喪失（約 2 秒後）

炉 心 流 量 低 下 に 伴 う 低下

出力

事象発生時の影響解析結果（R/B）

Ⅰ 原子炉冷却材流量 炉心流量急減

スクラム

表 3-4

- 8-参考 1-12 -※（約 0.3 秒）
り出力増加

うボイド率減少によ

原子炉圧力上昇に伴り出力増加（約 11 秒後）

リップ→）

水 位 高 → タ ー ビ ン ト 増大により出力増加

圧力：約 8.06MPa[gage]

出力：約 124%

圧力：約 8.08MPa[gage]

出力：初期値を超えないなるが，スクラムする出力点は変わらず，スクラム後の事象進展は同様となると考えられる。

※：給水加熱器１段の機能喪失時の解析結果。複数段の機能喪失時には，炉心入口サブクールの増加量が大きくなり，スクラム時刻は早く（流量増加）──

TBV 不作動時は出力約

備考

圧力：約 8.05MPa[gage] 138%，圧力約 8.32MPa

う ボ イ ド 率 減 少 に よ より低下

（約 0.075 秒）

圧力：約 7.21MPa[gage]

出力：約 119%

圧力のピーク値

原 子 炉 圧 力 上 昇 に 伴 4 台ポンプトリップに 出力：約 123%

増大により出力増加

─

炉心流量

事象発生後の出力／

蒸気加減弁急閉（約 91 秒）当）

Ⅶ 給水制御系の故障 主蒸気止弁閉（原子炉 炉 心 入 口 サ ブ ク ー ル

閉止

出力

事象発生時の影響解析結果（T/B）

中性子束高（熱流束相 炉 心 入 口 サ ブ ク ー ル

Ⅳ 主蒸気隔離弁の誤 主蒸気隔離弁閉Ⅲ 負荷の喪失Ⅰ 給水加熱喪失

スクラム

表 3-5

- 8-参考 1-13 -×〇

Ⅶ 給水制御系の故障（流量増加）

×

絡される。
×

×

影響で結果を厳しくする可能性あり。

心入口サブクール増加での出力上昇の

─

─

×

─

果となると考えられる。

御系の故障の単独事象の方が厳しい結に至るため，両者の内で厳しい給水制が単独事象より大きく早期にスクラム

原子炉出力が増加する。反応度の印加

う炉心入口サブクールの増加により，──：重畳の考慮不要

Ⅲに包絡される。

絡される。

事象発生直後にスクラムに至るⅣに包×

め，重畳しない。）

ある。より急速な圧力上昇をもたらす 障（流量増加）は相反する事象のた

どちらも弁閉止による圧力増加事象で （給水流量の全喪失と給水制御系の故絡される。

×：単独事象に包絡されるまたは単独事象が厳しい絡される。

事象発生直後にスクラムに至るⅢに包 事象発生直後にスクラムに至るⅣに包 炉心流量の増加及び給水流量増加に伴絡される。

事象発生直後にスクラムに至るⅢに包 事象発生直後にスクラムに至るⅣに包 Ⅰの要因でのスクラムまでに，Ⅶの炉

×

Ⅳ 主蒸気隔離弁の誤閉止

重畳を考慮した場合の事象進展の分析（R/B）

注：Ⅰ，Ⅱの組み合わせは，冷却材流量の増加／減少と相反する事象のため，表から除外した。

○：重畳事象が厳しい

閉止

Ⅳ 主蒸気隔離弁の誤＋タービントリップ

Ⅲ 給水流量の全喪失

系の誤動作

Ⅱ 原子炉冷却材流量の喪失

Ⅰ 原子炉冷却材流量＋タービントリップ

Ⅲ 給水流量の全喪失

表 3-6

- 8-参考 1-14 -○：重畳事象が厳しい

閉止

Ⅳ 主蒸気隔離弁の誤Ⅲ 負荷の喪失Ⅰ 給水加熱喪失××

Ⅳ 主蒸気隔離弁の誤閉止
×

Ⅶ 給水制御系の故障（流量増加）

重畳を考慮した場合の事象進展の分析（T/B）

─

─

×

×

れると考えられる。

加の影響は限定的であり，Ⅶに包絡さ達時刻を考慮すると，Ⅰによる出力増

子炉出力が増加する。Ⅶによる L8 到

炉心入口サブクールの増加により，原──：重畳の考慮不要

Ⅲに包絡される。
×
絡される。

事象発生直後にスクラムに至るⅣに包ある。より急速な圧力上昇をもたらす 絡される。

どちらも弁閉止による圧力上昇事象で 事象発生直後にスクラムに至るⅢに包絡される。

×：単独事象に包絡されるまたは単独事象が厳しい絡される。

事象発生直後にスクラムに至るⅢに包 事象発生直後にスクラムに至るⅣに包 給水加熱喪失及び給水流量増加に伴うⅢ 負荷の喪失

表 3-7

4. 内部火災発生時に期待できる緩和系の整理【ステップ６】
R/B 又は T/B における内部火災において，動作を期待できる緩和機能を表 4-1
に示す。
表 4-1

火災発生建屋

緩和機能

原子炉
停止機能
炉心冷却機能その他機能

内部火災発生時に期待できる緩和系

R/B
原子炉保護系(中性子束高等のスクラム機能
は多重化され，かつ 2 区分機
能維持できる設計)
ECCS ※
主蒸気隔離弁
逃がし安全弁(安全弁機能)

T/B
原子炉保護系(R/B 側 RPS)
ECCS※
主蒸気隔離弁
逃がし安全弁(安全弁機能)
逃がし安全弁(逃がし弁機能)

タービンバイパス弁※：「資料８

柏崎刈羽原子力発電所６号及び 7 号炉における内部火災影響評価について」

において維持可能と評価された系統の機能を想定。

5. 解析における機能喪失の仮定
5.1. 内部火災影響による機能喪失の仮定
4．で示した動作を期待できる緩和機能を前提に，火災影響により解析において機能喪失を仮定する緩和系を表 5-1 に示す。MS-3 機能については，内部火災が発生する建屋毎に機能喪失を仮定する。タービン系の原子炉保護系(RPS)(主蒸気止め弁閉スクラム，蒸気加減弁急速閉スクラム)については，T/B における内部火災に対して機能喪失すると仮定する。
表 5-1
緩和機能

機能喪失を仮定する緩和機能
火災発生建屋
R/B

T/B

再循環ポンプトリップ

喪失を仮定

喪失を仮定

逃がし安全弁（逃がし弁機能）喪失を仮定―

タービンバイパス弁

―

喪失を仮定

タービン系(RPS)

―

喪失を仮定

- 8-参考 1-15 -5.2. 単一故障の仮定【ステップ７】解析を行うに際し，安全評価審査指針に従い，想定した事象に加え，原子炉停止機能，及び炉心冷却機能に対し，解析の結果を厳しくする機器の単一故障を仮定する。具体的な単一故障の想定と解析への影響を表 5-2 に示す。なお，
R/B 及び T/B での解析を実施する事象発生時に期待する緩和系は表 4-1 のとお
りである。
表 5-2
単一故障を
仮定する機能単一故障の仮定と解析への影響

原子炉停止機能

炉心冷却機能解析への影響・安全保護系に単一故障を仮定する。
・安全保護系は多重化されているため影響はない。
・火災影響，及び更に単一故障による炉心冷却機能が喪失したとしても，残りの設備により炉心冷却が可能であるため解析には影響しない。
（「資料８ 柏崎刈羽原子力発電所６号及び 7 号炉
における内部火災影響評価について」参照。）

6. 解析の実施【ステップ８】
6.1. 使用する解析コード
解析にあたっては，表 6-1 に示すとおり，設置許可申請解析において使用しているプラント動特性解析コード（REDY）及び単チャンネル熱水力解析コード（SCAT）を使用している。
表 6-1 解析コード
解析項目

コード名

プラント動特性挙動
・中性子束
・原子炉圧力・原子炉冷却材圧力バウンダリ圧力REDY

単チャンネル熱水力挙動
・燃料被覆管温度

SCAT

6.2. 解析条件
プラントの初期状態などを設計基準事象である過渡事象における前提条件を踏襲する。主な解析条件を表 6-2 に示す。

- 8-参考 1-16 -表 6-2

主な解析条件項目
原子炉出力
炉心入口流量
原子炉圧力
原子炉水位
外部電源

解析条件
4,005 MW47.0×103 t/h
7.17 MPa[gage]
通常水位あり

6.3. 判断基準
火災を起因として発生する代表事象に対して，単一故障を想定しても，影響緩和系により事象は収束することを確認する。
6.4. 解析結果解析を実施する事象について，解析結果を表 6-3～表 6-5，並びに図 6-1，
図 6-3 及び図 6-5 に，事象の推移を図 6-2，図 6-4 及び図 6-6 示す。
(1) R/B での内部火災に起因する事象
R/B での内部火災に起因する事象の解析結果について以下に示す。
(a) 給水制御系故障
i. 原子炉停止状態
給水流量増加に伴う炉心入口サブクールの増加により，原子炉出力が上昇する。原子炉水位が上昇し，原子炉水位高（レベル 8）に達するとタービントリップし，主蒸気止め弁閉信号が発生する。主蒸気止め弁の閉止により，原子炉はスクラムする。
ii. 炉心冷却状態
原子炉水位高（レベル 8）到達により，給水ポンプがトリップするため，原子炉水位は徐々に低下するが，原子炉隔離時冷却系等により注水は維持される。 また，タービントリップに伴う主蒸気止め弁閉止とともに原子炉圧力は増加するが，逃がし安全弁（安全弁機能）の作動により，
原子炉圧力の抑制を図ることが可能である。
iii. 事象の収束
原子炉スクラム及び原子炉冷却により事象は収束する。
(b) 再循環ポンプ全台トリップ＋給水制御系故障
i. 原子炉停止状態
給水流量増加に伴う炉心入口サブクールの増加により，正の反応度が加わる。一方，再循環ポンプトリップにより炉心流量急減スクラムに至る。

- 8-参考 1-17 -ii. 炉心冷却状態
原子炉水位高（レベル 8）到達により，給水ポンプがトリップするため，原子炉水位は徐々に低下するが，原子炉隔離時冷却系等により注水は維持される。 また，タービントリップに伴う主蒸気止め弁閉止とともに原子炉圧力は増加するが，タービンバイパス弁の作動により，原子炉
圧力の抑制を図ることが可能である。
iii. 事象の収束
原子炉スクラム及び原子炉冷却により事象は収束する。
(2) T/B での内部火災に起因する事象
T/B での内部火災に起因する事象の解析結果について以下に示す。
(a) 給水制御系の故障
i. 原子炉停止状態
給水流量増加に伴う炉心入口サブクールの増加により，原子炉出力が上昇する。原子炉水位が上昇し，原子炉水位高（レベル 8）に達するとタービントリップし，主蒸気止め弁が閉止する。主蒸気止め弁閉信号によるスクラム機能は喪失を仮定しているため，主蒸気止め弁ではスクラムに至らない。ただし，主蒸気止め弁閉により原子炉圧力が上昇するため中性子束が上昇して中性子束高スクラムに至る。
ii. 炉心冷却状態
原子炉水位高（レベル 8）到達により，給水ポンプがトリップするため，原子炉水位は徐々に低下するが，原子炉隔離時冷却系等により注水は維持される。 また，タービントリップに伴う主蒸気止め弁閉止とともに原子炉圧力は増加するが，逃がし安全弁（逃がし弁機能）の作動により，原子炉圧力の抑制を図ることが可能である。
iii. 事象の収束
原子炉スクラム及び原子炉冷却により原子炉の事象は収束する。

以上の解析結果より，火災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することを確認した。

- 8-参考 1-18 -表 6-3重畳事象

給水制御系故障(MSV 閉スクラム)

解析結果まとめ表

項目
中性子束(%)
原 子 炉 バ ウ ン ダ リ 圧 力(MPa[gage])
燃料被覆管温度(℃)

発生事象

解析結果
()内は判断目安
161(-)
8.40(10.34)
初期値を超えない(1200)

時刻(秒)給水制御系故障発生

0

原子炉スクラム(MSV 閉)

10.5

安全弁開開始

12.6

表 6-4

解析結果まとめ表

重畳事象

項目

RIP 全台トリップ＋給水制御系故障(流量急減スクラム)

中性子束(%)
原 子 炉 バ ウ ン ダ リ 圧 力(MPa[gage])
燃料被覆管温度(℃)*1

発生事象

解析結果
()内は判断目安
初期値を超えない(-)
7.76(10.34)
約 540(1200)(*1:有効数値 2 桁で記載)
時刻(秒)RIP 全台トリップ＋給水制御系故障発生

0

原子炉スクラム(流量急減)

2.0

原子炉水位 L8(給水ポンプトリップ)

2.7- 8-参考 1-19 -表 6-5

重畳事象

解析結果まとめ表

項目

中性子束(%)
給水制御系故障
原 子 炉 バ ウ ン ダ リ 圧 力(中性子束高スクラ(MPa[gage])ム)
燃料被覆管温度(℃)*1

発生事象
給水制御系故障発生

解析結果()内は判断目安
327(-)
8.67(10.34)
約 610(1200)(*1:有効数値 2 桁で記載)
時刻(秒)0

原子炉水位 L8(給水ポンプトリップ)

10.5

原子炉スクラム(中性子束高)10.8

逃がし弁開開始

11.4- 8-参考 1-20 -図 6-1給水制御系故障解析結果（R/B 起因）- 8-参考 1-21 -（1/2）

図 6-1給水制御系故障解析結果（R/B 起因）- 8-参考 1-22 -（2/2）

図 6-2給水制御系故障事象進展フロー（R/B 起因）- 8-参考 1-23 -図 6-3

再循環ポンプ全台トリップ＋給水制御系故障解析結果（R/B 起因）（1/2）- 8-参考 1-24 -図 6-3

再循環ポンプ全台トリップ＋給水制御系故障解析結果（R/B 起因）（2/2）- 8-参考 1-25 -図 6-4

再循環ポンプ全台トリップ＋給水制御系故障事象進展フロー（R/B 起因）- 8-参考 1-26 -図 6-5給水制御系故障解析結果（T/B 建屋起因）- 8-参考 1-27 -（1/2）

図 6-5給水制御系故障解析結果（T/B 建屋起因）- 8-参考 1-28 -（2/2）

図 6-6給水制御系故障事象進展フロー（T/B 起因）- 8-参考 1-29 -資料９
柏崎刈羽原子力発電所

６号及び７号炉における放射性物質貯蔵等の機器等の火災防護対策について
1．概要
柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉において，単一の内部火災が発生した
場合にも，放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能を確保するために必要な「放射性物質貯蔵等の機器等」を抽出し，その抽出された機器等に対して火災防護対策を実施する。

2．要求事項「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」（以下，「火災防護に係る審査基準」という。）における放射性物質貯蔵等の機器等への要求事項を以下に示す。

「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」（抜粋）
2.

基本事項

(1)

原子炉施設内の火災区域又は火災区画に設置される安全機能を有する構造物，系統及び機器を火災から防護することを目的として，以下に示す火災区域及び火災区画の分類に基づいて，火災発生防止，火災の感知及び消火、火災の影響軽減のそれぞれを考慮した火災防護対策を講じること。
① 原子炉の高温停止及び低温停止を達成し，維持するための安全機能を有する構築
物，系統及び機器が設置される火災区域及び火災区画② 放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能を有する構築物，系統及び機器が設置される
火災区域- 9-1 -

3．放射性物質貯蔵等の機器等の選定について
単一の内部火災が発生しても，放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能を確保するために必要な機器等である「放射性物質貯蔵等の機器等」の選定は，原子炉の状態が運転，起動，高温停止，冷温停止及び燃料交換（ただし，全燃料全取出の期間を除く）のそれぞれにおいて，放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能を達成し，維持するために必要な系統及び機器について，「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」（以下，「重要度分類審査指針」という。）に基づき，以下のとおり実施する。
3.1．重要度分類指針における放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能の特定
放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能について，重要度分類審査指針より，以下のとおり抽出した。（添付資料１）
(1)
(2)
(3)
(4)
(5)

放射性物質の閉じ込め機能，放射線の遮へい及び放出低減機能
原子炉冷却材圧力バウンダリに直接接続されていないものであって，放射性物質を貯蔵する機能
燃料プール水の補給機能
放射性物質放出の防止機能
放射性物質の貯蔵機能- 9-2 -

3.2．火災時に放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能を達成するための系統の確認
3.1 項で示した「放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能」に対し，火災によってこれらの機能に影響を及ぼす系統を，以下のとおり「安全機能を有する電気・機械装置の重要度分類指針」（JEAG4612-2010）（以下、「重要度分類指針」という。）より抽出する。
まず，放射性物質貯蔵等の機能を達成するための系統を，重要度分類指針を参考に抽出すると下表のとおりとなる。（表 9-1）
表 9-1：放射性物質貯蔵等の機能を達成するための系統
放射性物質貯蔵等の機能(1) 放射性物質の閉じ込め機能，放射線の遮へい及び放出低減機能(2) 原 子 炉 冷 却 材 圧 力 バ ウ ン ダ リ に 直 接接続されていないものであって，放射性物質を貯蔵する機能(3) 燃料プール水の補給機能(4) 放射性物質放出の防止機能(5) 放射性物質の貯蔵機能

左記機能を達成するための系統
原子炉格納容器
原子炉格納容器隔離弁
原子炉格納容器スプレイ冷却系
原子炉建屋
非常用ガス処理系
可燃性ガス濃度制御系
放射性廃棄物処理系（放射能インベントリの大
きいもの）
使用済燃料プール（使用済燃料ラックを含む）
新燃料貯蔵庫非常用補給水系（残留熱除去系）
放射性気体廃棄物処理系の隔離弁
排気筒（非常用ガス処理系排気管の支持機能以外）
燃 料 集 合体 落 下事 故 時放射 能 放 出を 低 減す る系（原子炉建屋，非常用ガス処理系）
復水貯蔵槽
放射性廃棄物処理施設（放射能インベントリの小さいもの）
新燃料貯蔵庫- 9-3 -

次に，上記の系統から，火災によって放射性物質貯蔵等の機能に影響を及ぼす系統を抽出する。抽出にあたり，資料２の表 2-2 に示す項目に該当する場合
は，火災によっても原子炉の安全機能（「原子炉の安全停止に必要な機能」及び「放射性物質貯蔵等の機能」）に影響を及ぼさないことから，これらに該当するものは対象外とする。
これを踏まえ，表 9-1 で示した「放射性物質貯蔵等の機能」の中から，資料
２の表 2-2 を参考に，火災によってこれらの機能に影響を及ぼす系統を，以下のとおり抽出する。

- 9-4 -

3.2.1．放射性物質の閉じ込め機能，放射線の遮へい及び放出低減機能
重要度分類指針によると，放射性物質の閉じ込め機能，放射線の遮へい及び放出低減機能に該当する系統は「原子炉格納容器，原子炉格納容器隔離弁，原子炉格納容器スプレイ冷却系，原子炉建屋，非常用ガス処理系，可燃性ガス濃度制御系」である。
このうち，原子炉格納容器及び原子炉建屋はコンクリート・金属等の不燃性材料で構成する建築物・構造物であるため，火災による機能喪失は考えにくく，
資料２ 表 2-2 の②項に該当すると考えられることから，火災によって放射性物
質貯蔵等の機能に影響が及ぶおそれはない。
また，一次系配管，主蒸気管等は金属等の不燃性材料で構成されており火災による機能喪失は考えにくいこと，資料８の 8．で記載のとおり，原子炉の安
全停止機能を有する機器等に火災防護対策を実施することにより，火災により想定される事象が発生しても原子炉の安全停止が可能であり，放射性物質が放出されるおそれはないことから，原子炉格納容器隔離弁，原子炉格納容器スプ
レイ冷却系，非常用ガス処理系及び可燃性ガス濃度制御系は火災発生時には要求されない。 さらに，資料１の参考資料３に示すように，これらの系統については火災に対する独立性を有している。
したがって，火災によって放射性物質の閉じ込め機能，放射線の遮へい及び放出低減機能に影響を及ぼす系統はない。
ただし，非常用ガス処理系は，原子炉区域・タービン区域送排風機とともに，原子炉建屋を負圧にする機能を有しており，火災発生時に原子炉建屋の換気空調設備が機能喪失した場合でも非常用ガス処理系が使用可能であれば原子炉建屋を負圧維持することができる。このため，原子炉建屋の負圧を維持する観点から，非常用ガス処理系については，火災の発生防止対策，火災の感知・消火対策及び火災の影響軽減対策を実施することとする。

- 9-5 -

3.2.2．原子炉冷却材圧力バウンダリに直接接続されていないものであって，放射性物質を貯蔵する機能
重要度分類指針によると、原子炉冷却材圧力バウンダリに直接接続されていないものであって，放射性物質を貯蔵する機能に該当する系統は「放射性廃棄物処理施設（放射能インベントリの大きいもの），使用済燃料プール（使用済燃料ラックを含む），新燃料貯蔵庫」である。
放射性廃棄物処理施設（放射能インベントリの大きいもの）である放射性気体廃棄物処理系（６号炉）の系統概略図を図 9-1 に，放射性気体廃棄物処理系（７号炉）の系統概略図を図 9-2 に示す。
気体廃棄物処理系のうち，配管，手動弁，排ガス予熱器，排ガス再結合器，
排ガス復水器，除熱冷却器，活性炭式希ガスホールドアップ塔，希ガスフィル
タは金属等の不燃性材料で構成する機械品であるため，火災による機能喪失は考えにくく，資料２ 表 2-2 の②項に該当すると考えられる。
また，６号炉における排ガス抽出器・排ガスブロワ側の空気作動弁（N62-AO-F010，F013），及び７号炉における排ガス真空ポンプ吸込側の空気作動弁（N62-AO-F016, F017, F027A/B）はフェイル・クローズ設計であり，火災によって当該弁の電磁弁のケーブルが機能喪失すると電磁弁が無励磁となり当該弁が自動的に閉止する。万一，当該弁が誤動作した場合であっても，上流側に設置された活性炭式ホールドアップ塔によって放射性物質が除去されることから，単一の火災によって放射性物質が放出されることはない。
図 9-1，図 9-2 より，火災によって上記の弁が閉止すると気体廃棄物処理系の排ガスフィルタより上流側で隔離されることとなり，当該弁より下流側（排ガス真空ポンプ，排ガス循環水タンク，主排気筒等が設置されているライン）に放射性物質が放出されない。
上記の弁以外の空気作動弁，電動弁については，火災による弁駆動部の機能喪失によって当該弁が開閉動作をしても，弁本体は金属等の不燃性材料で構成されており，火災による機能喪失は考えにくく，放射性物質が外部へ漏えいす
るおそれはないことから，資料２ 表 2-2 の②項に該当すると考えられる。
以上より，気体廃棄物処理系は火災によって放射性物質を貯蔵する機能に影響が及ぶおそれはない。

- 9-6 -

また，使用済燃料プール（使用済燃料ラックを含む），新燃料貯蔵庫はコン
クリート・金属等の不燃性材料で構成する構造物であるため，火災による機能喪失は考えにくく，資料２ 表 2-2 の②項に該当すると考えられることから，火災によって放射性物質を貯蔵する機能に影響が及ぶおそれはない。
さらに，使用済燃料プールの間接関連系である燃料プール冷却浄化系については，火災によって当該機能が喪失しても，使用済燃料プールの水位が遮へい
水位に低下するまで時間的余裕があり，その間に残留熱除去系（使用済燃料プールへの補給ライン）の弁の手動操作等によって機能を復旧することができる
ことから，火災によって放射性物質を貯蔵する機能に影響が及ぶおそれはない。
したがって，放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能に影響を及ぼす系統はない。

- 9-7 -

- 9-8 -起動停止用蒸気式
空気抽出器より

蒸気式
空気抽出器より

N21-MO-F124

MO

N21-MO-F125

MO

活性炭式
希ガスホールド
アップ搭

図 9-1：気体廃棄物処理系

排ガス
フィルタ

排ガス
予熱器

AO

AO

N62-AO-F013

FC

N62-AO-F010

FC

PCV

AO

N62-AO-F007

FC

排ガスブロワ
後置冷却器

排ガス抽出器

排ガスブロワ

N62-PCV-F006

FC

N62-AO-F004

N62-PCV-F003

AO
FC

FC

PCV

主復水器へ

排ガス
復水器

系統概略図（６号炉）

排ガス
再結合器
除湿冷却器

主
排
気
塔

- 9-9 -起動停止用蒸気式
空気抽出器より

蒸気式
空気抽出器より

N21-MO-F124

MO

N21-MO-F125

MO

AO

AO

排ガス真空
ポンプ（B）

系統概略図（７号炉）

N62-AO-F027B

N62-AO-F017

AO

排ガス
復水器

排ガス真空
ポンプ（A）

N62-AO-F027A

FC

主復水器へ

FC

排ガス
再結合器

FC

AO

N62-AO-F016

FC

活性炭式
希ガスホールド
アップ搭

図 9-2：気体廃棄物処理系

排ガス
フィルタ

排ガス
予熱器

排ガス循環
水タンク（B）

排ガス循環
水タンク（Ａ）

N62-FCV-F006

FCV

除湿冷却器

主
排
気
塔

3.2.3．燃料プール水の補給機能
重要度分類指針によると，燃料プール水の補給機能に該当する系統は「非常用補給水系（残留熱除去系）」である。
火災によって残留熱除去系が機能喪失しても，使用済燃料プールの水位が遮へい水位まで低下するまでに時間的余裕があり，その間に電動弁の手動操作等
によって機能を復旧することができることから，火災によって燃料プール水の補給機能に影響が及ぶおそれはない。
したがって，放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能に影響を及ぼす系統はない。

3.2.4．放射性物質放出の防止機能
重要度分類指針によると、放射性物質放出の防止機能に該当する系統は「放射性気体廃棄物処理系の隔離弁，排気筒（非常用ガス処理系排気管の支持機能以外），燃料集合体落下事故時放射能放出を低減する系（原子炉建屋，非常用ガ
ス処理系）」である。
放射性気体廃棄物処理系の排ガス真空ポンプ吸込側の空気作動弁は，3.2.2．
のとおりであり，火災によって放射性物質が放出されるおそれはない。
また，排気筒は金属等の不燃性材料で構成する機械品であるため，火災による機能喪失は考えにくく，資料２ 表 2-2 の②項に該当すると考えられる。
さらに，燃料集合体の落下事故は，燃料集合体移動時は燃料取替機に燃料集合体を機械的にラッチさせて吊り上げること，ラッチ部は不燃性材料で構成さ
れ火災による影響は受けないことから，火災により燃料集合体の落下事故は発生しない。したがって，使用済燃料の落下事故時に要求される機能については，
火災発生時には要求されないことから，燃料集合体落下事故時放射能放出を低減する系としての原子炉建屋，非常用ガス処理系については，火災発生時には機能要求がない。
したがって，放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能に影響を及ぼす系統はない。

- 9-10 -3.2.5．放射性物質の貯蔵機能
重要度分類指針によると，放射性物質の貯蔵機能に該当する系統は「復水貯蔵槽，放射性廃棄物処理施設（放射能インベントリの小さいもの），新燃料貯蔵庫」である。
(1) 復水貯蔵槽，新燃料貯蔵庫
復水貯蔵槽，新燃料貯蔵庫については，コンクリート・金属等の不燃性材料で構成する構造物であるため，火災による機能喪失は考えにくく，資料２ 表
2-2 の②項に該当すると考えられることから，火災によって放射性物質の貯蔵機能に影響が及ぶおそれはない。
(2)

放射性廃棄物処理施設（放射能インベントリの小さいもの）

放射性廃棄物処理施設（放射能インベントリの小さいもの）である液体廃棄物処理系について，関連する系統（廃スラッジ系，濃縮廃液系）も含めて系統概要図を図 9-5～9-8 に示す。
液体廃棄物処理系（LCW，HCW），廃スラッジ系，濃縮廃液系のうち，配管，手動弁，収集槽，ろ過器，脱塩塔，サンプル槽，樹脂沈降分離槽，使用済樹脂
槽，タンクは金属等の不燃性材料で構成する機械品であるため，火災による機能喪失は考えにくく，資料２ 表 2-1 の②項に該当すると考えられる。
また，各空気作動弁はフェイル・クローズ設計であり，火災によって当該弁の電磁弁のケーブルが機能喪失すると電磁弁が無励磁となり当該弁が自動的に閉止する。万一，空気作動弁が誤動作した場合であっても，低電導度放射性廃棄物処理系については閉じた系統であることから放射性物質が放出されることはない。
高電導度放射性廃棄物処理系については，カナル放出ラインに３個の空気作
動弁を直列に設置しており，単一の弁の誤動作では放射性物質が放出されない設計としている。これら３個の空気作動弁は HCW バルブ室に設置しているが，
HCW バルブ室には油内包機器等の可燃物はないことから火災発生により３個の空気作動弁が同時に機能喪失するおそれは小さい。仮に３個の空気作動弁が誤動作により開となっても，系統の上流に設置している，HCW サンプルポンプの誤起動及び空気作動弁であるサンプルポンプ入口弁の誤動作（開動作）が同時に発生しない限り放射性物質が放出されることはない。（図 9-3,9-4）- 9-11 -なお，カナル放出ラインの３個の空気作動弁を設置している HCW バルブ室は廃棄物処理建屋，HCW サンプルポンプ及びサンプルポンプ入口弁を設置している HCW サンプルポンプ室は廃棄物処理建屋であり，十分な離隔距離が確保されていることから，単一の火災で全ての機器が誤動作する可能性はない。以上のことから，単一の火災によって放射性物質が放出されることはない。
また，図 9-5～9-8 より，火災によって上記の弁が閉止すると液体廃棄物処
理系の放射性液体廃棄物は系統内に隔離されることとなり，系統外へ放射性物質が放出されない。
以上より，液体廃棄物処理系は火災によって放射性物質を貯蔵する機能に影響が及ぶおそれはない。

図 9-3：高電導度放射性廃棄物処理系機器配置- 9-12 -K13-AO-F128
K13-AO-F120

K13-AO-F126

K13-AO-F121

グレーチングの上（中間階）に設置

HCW 放出ラインのバルブの配置（HCW バルブ室）

HCW バルブ室の可燃物の状況（可燃物なし）
図 9-4：高電導度放射性廃棄物処理系の弁配置状況- 9-13 -放射性廃棄物処理施設（放射能インベントリの小さいもの）である固体廃棄物貯蔵庫（ドラム缶）は，金属等の不燃性材料で構成されており，火災によって放射性物質貯蔵等の機能の喪失は考えにくい。さらに，固体廃棄物貯蔵庫はコンクリートで構築された建屋内に設置されている。
したがって，放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能に影響を及ぼす系統はない。

- 9-14 -- 9-15 -

AO

AO

AO

AO

K12-AO-F003C

FC

K12-AO-F003B

FC

K12-AO-F009B

FC

AO

K12-AO-F003A

FC

K12-AO-F009A

FC

LCW 収集糟 (C)LCW 収集糟 (B)LCW 収集糟 (A)

AO

AO

LCW
脱塩塔
（A）

AO

K12-AO-F015B

FC

LCW サンプル
ポンプ（B）

K12-AO-F019

AO

K12-AO-F102

FC

K12-AO-F105

AO

AO

K12-AO-F271B

FC

LCW
脱塩塔
（A）

K12-AO-F015A

FC

LCW
ろ過器
（B）

AO

K12-AO-F271A

FC

FC

LCW サンプル
ポンプ（A）

K12-AO-F153B

FC

K12-AO-F153A

LCW
ろ過器
（A）

FC

AO

LCW 通水ポンプ（B）LCW 通水ポンプ（A）

AO

図 9-5：液体廃棄物処理系（LCW）系統概略図

LCW
サンプル糟 (B)

LCW
サンプル糟 (B)

LCW 収集ポンプ（B）

LCW 収集ポンプ（A）

FC

AO

AO

6uCSP

7uCSP

K12-AO-F273B

FC

K12-AO-F273A

FC

- 9-16 -AO

AO

K13-AO-F111B

FC

K13-AO-F111AFC

HCW 収 集 タ ン ク(C)

HCW 収 集 タ ン ク(B)

HCW 収 集 タ ン ク(A)AO

HCW 収集ポンプ（C）AO

AO

AO

HCW サンプル
ポンプ（B）

AO

AO
FC

AO

CSP へ

K13-AO-F120 K13-AO-F121

FC

K13-AO-F143

FC

HCW 蒸 留 水 タン
ク

AO

AO

K13-AO-F128

FC

K13-AO-F126

FC

HCW 蒸留水ポンプ

図 9-6：液体廃棄物処理系（HCW）系統概略図

K13-AO-F112B

FC

HCW
濃縮装置

CONW シール水
ポンプより

HCW サンプル
ポンプ（A）

K13-AO-F053

FC

K13-AO-F112AFC

K13-AO-F012C

FC

HCW 収集ポンプ（B）

HCW
サンプル糟 (B)AO

K13-AO-F012B

FC

HCW 収集ポンプ（A）

HCW
サンプル糟 (A)AO

K13-AO-F012A

FC

CONW シール水ポンプより（B,C も同様）

AO

HCW
脱塩塔

K7 カナルK6 カナルK13-AO-F103

FC

- 9-17 -

AO

AO

AO

AO

AO

使用済樹脂槽（B）

使用済樹脂槽（A）

CUW 粉 末 樹 脂
沈降分離槽（B）

CUW 粉 末 樹 脂
沈降分離槽（A）

スラッジ
移送ポンプ
AO

使用済樹脂槽
デカントポンプ（A）,(B)

AO

AO

AO

K-5 廃スラッジ系へ

K-5 廃スラッジ系へ

LCW 収集槽へ

HCW 収集タンクへ

LCW 収集槽へ

LCW 収集槽へ

K21-AO-F321

FC

K21-AO-F118

FC

K21-AO-F209

FC

AO

K21-AO-F114

FC

K21-AO-F321

FC

CONW シール
水ポンプよりK21-AO-F303

FC

AO

CUW 粉末樹脂沈降分離槽
デカントポンプ（A）,(B)

図 9-7：廃スラッジ系系統概略図

K21-AO-F055

FC

AO

CF 逆洗水移送ポンプ（A）,(B)

K21-AO-F006

FC

CUW 逆洗水
移送ポンプ（A）,(B)

K21-AO-F0056

FC

CF 逆洗水移送ポンプ（A）,(B)

K21-AO-F005

FC

K-6,7 CD 脱塩装置より

HCW 脱塩塔より

LCW 脱塩塔より

K21-AO-F051

FC

AO

K21-AO-F001

FC

AO

K21-AO-F051

FC

K21-AO-F001

FC

K-6,7 LCW ろ過器より

K-7 CF 逆洗
水受タンク

K-7 CUW 逆洗水受タンク

K-6 CF 逆洗
水受タンク

K-6 CUW 逆洗水受タンクCUW 逆洗水
移送ポンプ（A）,(B)- 9-18 -HCW 濃縮装置より

AO

AO

CONW
シール水タンク

K22-AO-F004B

FC

K22-AO-F004A

FC

AO

AO

K22-AO-F007B

FC

K22-AO-F007A

FC

スラッジ移送ポンプへ

HCW 収集ポンプへ

濃縮廃液ポンプへ

濃縮廃液タンクへ

HCW 濃縮装置へ

CONW シール
水ポンプより濃縮廃液ポンプ(A，B)

CONW シール
水ポンプより図 9-8：濃縮廃液系系統概略図

CONW
シール水ポンプ(B)CONW
シール水ポンプ(A)CONW シール
水ポンプより濃縮廃液タンク（B）

濃縮廃液
タンク（A）CONW シール
水ポンプよりK-5 固化系へ

3.3．放射性物質の貯蔵又は閉じ込めに必要な機器等の特定3.2．での検討の結果，火災時に「放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能」が喪失する系統はないことから，火災防護対象として放射性物質の貯蔵等に必要な機器等に該当するものはない。
ただし，火災時における原子炉建屋の負圧維持の観点から，非常用ガス処理系に対しては「火災防護に係る審査基準」に基づく火災防護対策を実施する。

- 9-19 -4．放射性物質貯蔵等の機器等の火災区域設定
火災時に「放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能」が喪失する系統はないが，原子炉建屋の負圧維持の観点から，非常用ガス処理系について火災防護対策を実施する。
非常用ガス処理系を設置する建屋について火災区域として設定するとともに，非常用ガス処理系設置区域に対して，以下の要求事項に従って３時間以上の耐火性能を有する耐火壁で囲うことにより，火災区域を設定する。これによって，非常用ガス処理系設置区域の外側で単一火災が発生しても，非常用ガス処理系は機能を維持し，原子炉建屋の負圧維持を確保できる。一方，非常用ガ
ス処理系設置区域で単一火災が発生した場合は，当該区域の外側には火災による影響を及ぼさないため，原子炉建屋の常用換気空調設備によって原子炉建屋の負圧維持を確保できる。なお，上記のとおり分離することから，非常用ガス処理系設置区域内では，安全系区分が異なる機器等に対して３時間以上の耐火性能を持つ隔壁等による分離は必要ない。（資料３ 添付資料２）「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」（抜粋）
1.2

用語の定義

(11)

「火災区域」 耐火壁によって囲まれ、他の区域と分離されている建屋内の区域を
いう。

2.3
2.3.1

火災の影響軽減
安全機能を有する構築物、系統及び機器の重要度に応じ、それらを設置する火災
区域又は火災区画内の火災及び隣接する火災区域又は火災区画における火災による影響に対し、以下の各号に掲げる火災の影響軽減のための対策を講じた設計で
あること。

(3)

放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能を有する構築物、系統及び機器が設置される火災区域については、3 時間以上の耐火能力を有する耐火壁によって他の火災区域から分離されていること。

- 9-20 -5．火災感知設備の設置について
火災時に「放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能」が喪失する系統はないが，原子炉建屋の負圧維持の観点から，非常用ガス処理系を設置する火災区域に対しては，以下の要求事項に基づく火災感知設備を設置する。設置する火災感知設備については，資料５に記載のものと同等とする。

「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」（抜粋）
2.2
2.2.1

火災の感知，消火
火災感知設備及び消火設備は、以下の各号に掲げるように、安全機能を有する構
築物、系統及び機器に対する火災の影響を限定し、早期の火災感知及び消火を行える設計であること。

(1)①

火災感知設備各火災区域における放射線、取付面高さ、温度、湿度、空気流等の環境条件や予想される火災の性質を考慮して型式を選定し、早期に火災を感知できる場所に設置
すること。

②

火災を早期に感知できるよう固有の信号を発する異なる種類の感知器又は同等の機能を有する機器を組合せて設置すること。また、その設置にあたっては、感知器等の誤作動を防止するための方策を講じること。

③

外部電源喪失時に機能を失わないように、電源を確保する設計であること。

④

中央制御室等で適切に監視できる設計であること。

- 9-21 -6．消火設備の設置について
火災時に「放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能」が喪失する系統はないが，原子炉建屋の負圧維持の観点から，非常用ガス処理系を設置する火災区域に対しては，以下の要求事項に基づく全域ガス消火設備を設置する。設置する全域
ガス消火設備については，資料６に記載のものと同等とする。

「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」（抜粋）
2.2
2.2.1

火災の感知，消火
火災感知設備及び消火設備は、以下の各号に掲げるように、安全機能を有する構
築物、系統及び機器に対する火災の影響を限定し、早期の火災感知及び消火を行える設計であること。

なお，「2.2.1 (2) 消火設備」の要求事項を添付資料３に示す。

- 9-22 -添付資料１

柏崎刈羽原子力発電所

6 号及び 7 号炉における安全上の機能別重要度分類に係る定義及び機能

添付資料１
柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉における安全上の機能別重要度分類に係る定義及び機能（ＰＳ）
分類

PS-1

定義

機能

その損傷又は故障により発生する

１）原子炉冷却材圧力バウンダリ機

事象によって，

能(a) 炉心の著しい損傷，又は

２）過剰反応度の印加防止機能(b) 燃料の大量の破損を引き起こすおそれのある構築物， ３）炉心形状の維持機能
系統及び機器
１）原子炉冷却材を内蔵する機能
１）その損傷又は故障により発生する事象によって，炉心の著しい損傷
又は燃料の大量の破損を直ちに引き起こすおそれはないが，敷地外への過度の放射性物質の放出のおそ

PS-2れのある構築物，系統及び機器異常の発（ただし，原子炉冷却材圧力バウン
ダリから除外されている計装等の小口径のもの及びバウンダリに直接接続されていないものは除く。）
２）原子炉冷却材圧力バウンダリに直接接続されていないものであって，放射性物質を貯蔵する機能
３）燃料を安全に取り扱う機能

生防止の

２）通常運転時及び運転時の異常な機能を有過渡変化時に作動を要求されるもするもののであって，その故障により，炉心冷却が損なわれる可能性の高い構

１）安全弁及び逃がし弁の吹き止まり機能

築物，系統及び機器
１）原子炉冷却材保持機能（ＰＳ－１，ＰＳ－２以外のもの）
１）異常状態の起因事象となるものであって，ＰＳ－１及びＰＳ－２以
PS-3

外の構築物，系統及び機器

２）原子炉冷却材の循環機能
３）放射性物質の貯蔵機能
４） 電源供給機能（非常用を除く。）
５）プラント計測・制御機能（安全保護機能を除く。）
６）プラント運転補助機能

２）原子炉冷却材中放射性物質濃度

１）核分裂生成物の原子炉冷却材を通常運転に支障のない程度に低中への放散防止機能

く抑える構築物，系統及び機器

２）原子炉冷却材の浄化機能- 9-添付 1-1 -柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉における安全上の機能別重要度分類に係る定義及び機能（ＭＳ）

分類

定義

機能
１）原子炉の緊急停止機能MS-1１）異常状態発生時に原子炉を緊急

２）未臨界維持機能に停止し，残留熱を除去し，原子炉

３）原子炉冷却材圧力バウンダリの

冷却材圧力バウンダリの過圧を防過圧防止機能止し，敷地周辺公衆への過度の放射

４）原子炉停止後の除熱機能線の影響を防止する構築物，系統及

５）炉心冷却機能

び機器

６）放射性物質の閉じ込め機能，放射線の遮へい及び放出低減機能

２）安全上必須なその他の構築物，
系統及び機器系への作動信号の発生機能
２）安全上特に重要な関連機能

１）ＰＳ－２の構築物，系統及び機異常の影

１）工学的安全施設及び原子炉停止

１）燃料プール水の補給機能器の損傷又は故障により敷地周辺

響緩和の公衆に与える放射線の影響を十分

機能を有小さくするようにする構築物，系統

するもの
MS-2

２）放射性物質放出の防止機能

及び機器
１）事故時のプラント状態の把握機
２）異常状態への対応上特に重要な

能構築物，系統及び機器

２）異常状態の緩和機能
３）制御室外からの安全停止機能

１）運転時の異常な過渡変化があっても，ＭＳ－１，ＭＳ－２とあいま
MS-3って，事象を緩和する構築物，系統
及び機器

１）原子炉圧力の上昇の緩和機能
２）出力上昇の抑制機能
３）原子炉冷却材の補給機能
４）原子炉冷却材の再循環流量低下の緩和機能

２）異常状態への対応上必要

緊急時対策上重要なもの及び異常な構築物，系統及び機器状態の把握機能- 9-添付 1-2 -添付資料２

柏崎刈羽原子力発電所

6 号及び 7 号炉における重要度分類指針に基づく放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能を有する設備

添付資料２
柏崎刈羽原子力発電所６号及び７号炉における重要度分類指針に基づく放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能を有する設備

分類

機能

構築物，系統又は機器

特記すべき
関連系

○ 放射性廃棄物処理施設（放射能イン

PS-2
異常の発

原子炉冷却材圧力

ベントリの大きいもの）

バウンダリに直接・ 放射性気体廃棄物処理系接続されていない○ 使用済燃料プール（使用済燃料貯蔵ものであって，放ラックを含む）

射性物質を貯蔵す

・ 使用済燃料プール（使用済燃料

る機能

生防止の

貯蔵ラックを含む）
・ 新燃料貯蔵庫

機能を有○ サプレッションプール水排水系

するもの○ 復水貯蔵槽
PS-3

放射性物質の貯蔵機能○ 放射性廃棄物処理施設（放射能イン
ベントリの小さいもの）・ 液体廃棄物処理系
・ 固体廃棄物処理系○ 新燃料貯蔵庫○ 原子炉格納容器

MS-1
異常の影

放射性物質の閉じ○ 原子炉格納容器隔離弁

込め機能，放射線○ 原子炉格納容器スプレイ冷却系の遮へい及び放出○ 原子炉建屋

低減機能○ 非常用ガス処理系○ 可燃性ガス濃度制御系

響緩和の○ 放射性気体廃棄物処理系の隔離弁機能を有○ 排気筒（非常用ガス処理系排気管の

するもの
MS-2

放射性物質放出の防止機能

支持機能以外）○ 燃料集合体落下事故時放射能放出を低減する系・ 原子炉建屋・ 非常用ガス処理系- 9-添付 2-1 -

燃料プール
冷却浄化系

添付資料３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（抜粋）添付資料３「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」（抜粋）
2.2

火災の感知、消火

2.2.1

火災感知設備及び消火設備は、以下の各号に掲げるように、安全機能を有する構築物、系統及び機器に対する火災の影響を限定し、早期の火災感知及び消火を行える設計であること。

(2)

消火設備

① 原子炉の高温停止及び低温停止を達成し、維持するための安全機能を有する構
築物、系統及び機器が設置される火災区域または火災区画であって、火災時に煙の充満、放射線の影響等により消火活動が困難なところには、自動消火設備
又は手動操作による固定式消火設備を設置すること。
② 放射性物質の貯蔵又は閉じ込め機能を有する構築物、系統及び機器が設置される火災区域であって、火災時に煙の充満、放射線の影響等により消火活動が困難なところには、自動消火設備又は手動操作による固定式消火設備を設置すること。
③ 消火用水供給系の水源及び消火ポンプ系は、多重性又は多様性を備えた設計であること。
④ 原子炉の高温停止及び低温停止に係る安全機能を有する構築物、系統及び機器相互の系統分離を行うために設けられた火災区域又は火災区画に設置される消火設備は、系統分離に応じた独立性を備えた設計であること。
⑤ 消火設備は、火災の火炎、熱による直接的な影響のみならず、煙、流出流体、断線、爆発等による二次的影響が安全機能を有する構築物、系統及び機器に悪影響を及ぼさないように設置すること。
⑥ 可燃性物質の性状を踏まえ、想定される火災の性質に応じた十分な容量の消火剤を備えること。
⑦ 移動式消火設備を配備すること。
⑧ 消火剤に水を使用する消火設備は、2 時間の最大放水量を確保できる設計であること。
⑨ 消火用水供給系をサービス系または水道水系と共用する場合には、隔離弁等を設置して遮断する等の措置により、消火用水の供給を優先する設計であること。

- 9-添付 3-1 -⑩ 消火設備は、故障警報を中央制御室に吹鳴する設計であること。
⑪ 消火設備は、外部電源喪失時に機能を失わないように、電源を確保する設計であること。
⑫ 消火栓は、全ての火災区域の消火活動に対処できるよう配置すること。
⑬ 固定式のガス系消火設備は、作動前に職員等の退出ができるように警報を吹鳴させる設計であること。
⑭ 管理区域内で消火設備から消火剤が放出された場合に、放射性物質を含むおそれのある排水が管理区域外へ流出することを防止する設計であること。
⑮ 電源を内蔵した消火設備の操作等に必要な照明器具を、必要な火災区域及びその出入通路に設置すること。
（参考）(2) 火災感知設備について①-1 手動操作による固定式消火設備を設置する場合は、早期に消火設備の起動が可能となるよう中央制御室から消火設備を起動できるように設計されていること。
上記の対策を講じた上で、中央制御室以外の火災区域又は火災区画に消火設備の起動装置を設置することは差し支えない。
①-2 自動消火設備にはスプリンクラー設備、水噴霧消火設備及びガス系消火設備（自動起動の場合に限る。）があり、手動操作による固定式消火設備には、ガス系消火設備等がある。中央制御室のように常時人がいる場所には、ハロン1301 を除きガス系消火設備が設けられていないことを確認すること。
④「系統分離に応じた独立性」とは、原子炉の高温停止及び低温停止に係る安全機能を有する構築物、系統及び機器が系統分離を行うため複数の火災区域又は火災区画に分離して設置されている場合に、それらの火災区域又は火災区画に設置された消火設備が、消火ポンプ系（その電源を含む。）等の動的機器の単一故障により、同時に機能を喪失することがないことをいう。

⑦

移動式消火設備については、実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則（昭和５３年通商産業省令第７７号）第８５条の５」を踏まえて設置されていること。

- 9-添付 3-2 -⑧

消火設備のための必要水量は、要求される放水時間及び必要圧力での最大流量を基に設計されていること。この最大流量は、要求される固定式消火設備及び手動消火設備の最大流量を合計したものであること。
なお、最大放水量の継続時間としての 2 時間は、米国原子力規制委員会(NRC)が定める Regulatory Guide 1.189 で規定されている値である。
上記の条件で設定された防火水槽の必要容量は、Regulatory Guide1.189
では 1,136,000 リットル（1,136 m3）以上としている。

- 9-添付 3-3 -