東海第二発電所 工事計画審査資料

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資料番号

工認-451 改 0

提出年月日

平成 30 年 5 月 30 日

日本原子力発電株式会社
東海第二発電所

工事計画審査資料（原子炉建屋放水設備）（添付書類）

Ⅴ-1 説明書
Ⅴ-1-1 各発電用原子炉施設に共通の説明書
Ⅴ-1-1-4 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書
Ｖ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉格納施設）
Ⅴ-1-1-4-7-21 設定根拠に関する説明書（原子炉建屋放水設備 主配管（可搬型））
Ⅴ-5 図面3

核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設
3.2 使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備
・核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設 使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備に係る機器の配置を明示した図面（1／4）
【第 3-2-1 図】
3.2.4 原子炉建屋放水設備
・核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設のうち使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備（原子炉建屋放水設備）の系統図（1／2）（設計基準対象施設）【第 3-2-4-1 図】
・核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設のうち使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備（原子炉建屋放水設備）の系統図（2／2）（重大事故等対処設備）【第 3-2-4-2 図】

8原子炉格納施設
8.3 圧力低減設備その他の安全設備
8.3.4 原子炉格納容器安全設備
・原子炉格納施設 圧力低減設備その他の安全設備

原子炉格納容器安全設備に係る機器の配置を明示した図面（1／3）
【第 8-3-4-1 図】
8.3.4.12 原子炉建屋放水設備
・原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（原子炉建屋放水設備）に係る主配管の配置を明示した図面【第 8-3-4-12-1 図】
・原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（原子炉建屋放水設備）の系統図（1／2）（設計基準対象施設）【第 8-3-4-12-2 図】・原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（原子炉建屋放水設備）の系統図（2／2）（重大事故等対処設備）【第 8-3-4-12-3 図】

1

Ⅴ-1-1-4-7-21 設定根拠に関する説明書

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-7-21 R0（原子炉建屋放水設備 主配管（可搬型））2

名

放水砲用5m，50mホース

称

最 高 使 用 圧 力MPa

1.4

最 高 使 用 温 度℃60

外径－300 A

個数－60（予備 64）【設定根拠】（概要）
本ホースは可搬型代替注水大型ポンプと放水砲を接続するホースであり，重大事故等対処設備として可搬型代替注水大型ポンプより海水を原子炉建屋へ放水するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
本ホースを重大事故等時において使用する場合の圧力は，可搬型代替注水大型ポンプの重大事

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-7-21 R0

故等時における使用圧力と同じ 1.4 MPa とする。
2.

最高使用温度の設定根拠
本ホースを重大事故等時において使用する場合の温度は，可搬型代替注水大型ポンプの重大事故等時における使用温度と同じ 60 ℃とする。

3.

外径の設定根拠
本ホースを重大事故等時において使用する場合の外径は，圧力損失及び経済性を考慮し，先行プラントの海水系配管実績に基づいた標準流速を目安に選定する。
以上より，本ホースの外径は 400 A 以上を選定することになるが，実績を参考に圧力損失上許容できる 300 A とする。

4.

呼び径

内径

流路面積

流量

流速

標準流速

(A)

(mm)

(m2)

(m3/h)

(m/s)

(m/s)

300

300

0.071

1338

5.23～3.5

400

400

0.126

1338

2.95～3.5

個数の設定根拠
本ホースは，重大事故等対処設備として可搬型代替注水大型ポンプにより海水を原子炉建屋へ放水するために必要な 60 本（5 m：20 本，50 m：40 本）に，本ホースは保守点検中にも使用可能であるため，保守点検による待機除外時のバックアップ用は考慮せずに，故障時のバックアップ用として予備を 64 本（5 m：22 本，50 m：42 本）を保管する。

13

名放水砲

称

最 高 使 用 圧 力MPa

1.4

最 高 使 用 温 度℃

60

外

径mm

216.3，220，318.5

個数－1（予備 1）

【設定根拠】（概要）
本配管は，放水砲用 5m，10m ホースに接続する可搬型配管であり，重大事故等対処設備として可搬型代替注水大型ポンプにより海水を原子炉建屋へ放水するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，可搬型代替注水大型ポンプの重大事故

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-7-21 R0

等時における使用圧力と同じ 1.4 MPa とする。
2.

最高使用温度の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，可搬型代替注水大型ポンプの重大事故等時における使用温度と同じ 60 ℃とする。

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，圧力損失及び経済性を考慮し，先行プラントの海水系配管実績に基づいた標準流速を目安に選定する。
以上より，本配管の外径は 406.4 mm 以上を選定することになるが，実績を参考に圧力損失上許容できる 216.3 mm，220 mm，318.5 mm とする。
外径

厚さ

内径

流路面積

流量

流速

標準流速

（mm）

（mm）

(mm)

(m2)

(m3/h)

(m/s)

(m/s)

216.3

8.2

199.9

0.034

1338

10.4～3.5

318.5

10.3

297.9

0.070

1338

5.31～3.5

355.6

11.1

333.4

0.088

1338

4.23～3.5

406.4

12.7

381.00.1301338

2.86～3.5244.

個数の設定根拠
本配管は，重大事故等対処設備として可搬型代替注水大型ポンプにより淡水又は海水を原子炉建屋へ放水するために必要な本数である 1 個及び故障時又は保守点検による待機除外時のバッ

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-7-21 R0E

クアップ用として予備 1 個を保管する。

35

工事計画認可申請

第 3-2-1 図

東海第二発電所
名称

核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設
使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備に係る機器の配置を明示した図面（1／4）
日本原子力発電株式会社
8528

6

7

8

工事計画認可申請

第 8-3-4-1 図

東海第二発電所
名称

原子炉格納施設
圧力低減設備設備その他の安全設備
原子炉格納容器安全設備に係る機器の配置を明示した図面（1／3）
日本原子力発電株式会社
8528

9

工事計画認可申請

第 8-3-4-12-1 図

東海第二発電所

名 称

原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（原子炉建屋放水設備）に係る主配管の配置を明示した図面

日本原子力発電株式会社
8529

10

第 8-3-4-12-1 図 原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（原子炉建屋放水設備）に係る主配管の配置を明示した図面別紙
工事計画記載の公称値の許容範囲
主要寸法

許容範囲

(mm)
318.5
外径216.3根±1 ％ＪＩＳ Ｇ ３４５９による材料公差

220
厚さ10.38.2

拠製造能力，製造実績を考慮したメーカ基準±10 ％ＪＩＳ Ｇ ３４５９による材料公差NT2 補① 公差表 R1E

注：主要寸法は，工事計画記載の公称値

1111213