東海第二発電所 審査資料
資料番号
PD-C-1 改 8
提出年月日
平成 29 年 5 月 9 日

東海第二発電所

設計基準対象施設について

平成 29 年 4 月
日本原子力発電株式会社
本資料のうち，は商業機密又は核物質防護上の観点から公開できません。

下線部：今回提出資料
目

次

4条

地震による損傷の防止

5条

津波による損傷の防止

6条

外部からの衝撃による損傷の防止（その他外部事象）

6条

外部からの衝撃による損傷の防止（竜巻）6条

外部からの衝撃による損傷の防止（外部火災）

6条

外部からの衝撃による損傷の防止（火山）7条

発電用原子炉施設への人の不法な侵入等の防止

8条

火災による損傷の防止

9条

溢水による損傷の防止等○

内部溢水の影響評価について

10 条

誤操作の防止11 条

安全避難通路等

12 条

安全施設（静的機器の単一故障）

14 条

全交流動力電源喪失対策設備

16 条

燃料体等の取扱施設及び貯蔵施設

17 条

原子炉冷却材圧力バウンダリ

23 条

計測制御系統施設（第 16 条に含む）

24 条

安全保護回路26 条

原子炉制御室等

31 条

監視設備

33 条

保安電源設備34 条

緊急時対策所
目次-1

35 条

通信連絡設備

目次-2

東海第二発電所

安全施設について（静的機器の単一故障）

目
1.

2.

次
1

基本方針
1.1

要求事項の整理1

1.2

追加要求事項に対する適合性

23

静的機器の単一故障
2.1

長期間にわたり安全機能が要求される単一設計機器の抽出

3

2.2

静的機器の基準適合性確認

52.3

原子炉建屋ガス処理系の基準適合性

72.4

格納容器スプレイ冷却系（残留熱除去系）の基準適合性

25

2.5

中央制御室換気系の基準適合性

34

添付資料
添付 1

重要度の特に高い安全機能を有する系統

抽出表

添付 2

重要度の特に高い安全機能を有する系統・機器

添付 3

重要度の特に高い安全機能を有する系統の分析結果

添付 4

設計基準事故解析で期待する異常影響緩和系について

添付 5

静的機器の単一故障に係る被ばく評価条件について

添付 6

静的機器単一故障時の格納容器冷却機能代替性確認評価

添付 7

修復作業の成立性に関する検討について

添付 8

配管及びダクトの内部点検の実施状況について

添付 9

小規模破損の検知及び修復について

添付 10 中央制御室換気系の外気取入ラインについて
添付 11 故障・トラブル情報の活用について

整理表

＜概

要＞

1. において，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。），実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則（以下「技術基準規則」という。）の追加要求事項を明確化するとともに，それら要求に対する東海第二発電所における適合性を示す。

2. において，設計基準事故対処設備について，追加要求事項に適合するために必要となる機能を達成するための設備又は運用等について説明する。

1.

基本方針

1.1

要求事項の整理
安全施設のうち，静的機器の単一故障に関する設置許可基準規則第 12 条及び技術基準規則第 14 条の要求事項を第 1-1 表に示し，追加要求事項を明確化する。

第 1-1 表設置許可基準規則第 12 条並びに技術基準規則第 14 条及び 15 条の要求事項

設置許可基準規則 第 12 条
技術基準規則 第 14 条
（安全施設）（安全設備）
１ 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。
２ 安全機能を有する系統 第二条第二項第九号ハ及びホのうち、安全機能の重要度 に掲げる安全設備は、当該安が特に高い安全機能を有す 全設備を構成する機械又は器るものは、当該系統を構成 具の単一故障（設置許可基準
する機械又は器具の単一故 規 則 第 十 二 条 第 二 項 に 規 定
障（単一の原因によって一 する単一故障をいう。以下同
つの機械又は器具が所定の じ 。） が 発 生 し た 場 合 で あ っ
安全機能を失うこと（従属 て、外部電源が利用できない
要 因 に よ る 多 重 故 障 を 含 場合においても機能できるよむ。）をいう。以下同じ。） う、構成する機械又は器具のが発生した場合であって、 機能、構造及び動作原理を考
外部電源が利用できない場 慮して、多重性又は多様性を合においても機能できるよ 確保し、及び独立性を確保すう、当該系統を構成する機 るよう、施設しなければなら械又は器具の機能、構造及 ない。
び動作原理を考慮して、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。
３ 安全施設は、設計基準 ２ 安全性設備は、設計基準
事 故 時 及 び 設 計 基 準 事 故 事故時及び当該事故に至るまに 至 る ま で の 間 に 想 定 さ での間に想定される全ての環
れ る 全 て の 環 境 条 件 に お 境条件において，その機能を12 条-1

追加要求事項
変更なし

静的機器の単一故障に関する考え方
の明確化

変更なし

いて、その機能を発揮することができるものでなければならない。

発揮することができるよう，
施設しなければならない。

設置許可基準規則 第 12 条
（安全施設）－

技術基準規則 第 15 条
追加要求事項（設計基準対象施設の機能）
設計基準対象施設は、通常運 変更なし
転時において発電用原子炉の反応度を安全かつ安定的に制御でき、かつ運転時の異常な過渡変化時においても発電用
原子炉固有の出力抑制特性を有するとともに、発電用原子炉の反応度を制御することにより核分裂の連鎖反応を制御できる能力を有するものでなければならない。
２ 設計基準対象施設は、そ 変更なしの健全性及び能力を確認する
ため、発電用原子炉の運転中
又は停止中に必要な箇所の保守点検（試験及び検査を含む。）ができるよう、施設しなければならない。
３ 設計基準対象施設は、通 変更なし
常運転時において容器、配管、ポンプ、弁その他の機械又は器具から放射性物質を含む流体が著しく漏えいする場合
は、流体状の放射性廃棄物を処理する設備によりこれを安全に処理するように施設しなければならない。
４ 設計基準対象施設に属す 変更なし
る設備であって、蒸気タービ
ン、ポンプその他の機器又は配管の損壊に伴う飛散物により損傷を受け、発電用原子炉
施設の安全性を損なうことが想定されるものには、防護施設の設置その他の損傷防止措置を講じなければならない。

４ 安全施設は、その健全性及び能力を確認するため、その安全機能の重要度に応じ、発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものでなければならない。
－

５ 安全施設は、蒸気ター
ビン、ポンプその他の機器又は配管の損壊に伴う飛散物により、安全性を損なわないものでなければならない。

12 条-2

６ 重要安全施設は、二以上の発電用原子炉施設において共用し、又は相互に接続するものであってはならない。ただし、二以上の発電用原子炉施設と共用し、又は相互に接続することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上
する場合は、この限りではない。
７ 安全施設（重要安全施設を除く。）は、二以上の発電用原子炉施設と共用し、又は相互に接続する場合には、発電用原子炉施設の安
全性を損なわないものでなければならない。

1.2

５ 設計基準対象施設に属す
る安全設備であって、第二条
第二項第九号ハに掲げるもの
は、二以上の発電用原子炉施設において共用し、又は相互に接続するものであってはならない。ただし、二以上の発電用原子炉施設と共用し、又は相互に接続することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合
は、この限りではない。
６ 前項の安全設備以外の安全設備を二以上の発電用原子炉施設と共用し、又は相互に接続する場合には、発電用原子炉施設の安全性を損なわないよう、施設しなければならない。

追加要求事項

追加要求事項（相互接続に関する要求追加）

追加要求事項に対する適合性(1)位置，構造及び設備
ロ

発電用原子炉施設の一般構造(3)その他の主要な構造(ⅰ)

本発電用原子炉施設は，(1)耐震構造，(2)耐津波構造に加え，以下の基本的方針のもとに安全設計を行う。

ａ．設計基準対象施設（ｇ）安全施設（ｇ－１）安全施設は，その安全機能の重要度に応じて，十分高い信頼性を確保し，かつ維持し得る設計とする。このうち，安全機能の重要度が特に高い安全機能を有する系統は，原則，多重性又は多様性及び独立性を備える設計とするとともに，当該系統を構成する機器に短期間では動的機器
12 条-3

の単一故障，又は長期間では動的機器の単一故障若しくは想定される静的機器の単一故障のいずれかが生じた場合であって，外部電源が利用できな
い場合においても，その系統の安全機能を達成できる設計とする。
重要度が特に高い安全機能を有する系統において，設計基準事故が発生した場合に長期間にわたって機能が要求される静的機器のうち，単一設計とする以下の機器については，想定される最も過酷な条件下においても安全上支障のない期間に単一故障を確実に除去又は修復できる設計とし，その単一故障を仮定しない。設計に当たっては，想定される単一故障の除去
又は修復のためのアクセス性及び補修作業性並びに当該作業期間における従事者及び周辺公衆の被ばくを考慮する。
・原子炉建屋ガス処理系の配管の一部
・中央制御室換気系のダクトの一部
格納容器冷却スプレイ系（残留熱除去系）のスプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）については，単一設計とするが，安全機能に最も影響を与える単一故障を仮定しても，原子炉格納容器の冷却機能を達成できる設計とする。また，他の系統を用いて当該機能を代替できる設計とする。
安全施設の設計条件を設定するに当たっては，材料疲労，劣化等に対しても十分な余裕を持って機能維持が可能となるよう，通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時に想定される圧力，温度，湿度，
放射線量等各種の環境条件を考慮し，十分安全側の条件を与えることにより，これらの条件下においても期待されている安全機能を発揮できる設計とする。
また，安全施設は，その健全性及び能力を確認するために，その安全機能の重要度に応じ，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができる設計とする。
12 条-4（ｇ－２）安全施設は，蒸気タービン，ポンプその他の機器又は配管の損壊に伴う飛散物により，安全性を損なわないように設計する。

(2)

安全設計方針１．１

安全設計の方針

１．１．１

安全設計の基本方針

１．１．１．７

多重性又は多様性及び独立性

安全施設は，その安全機能の重要度に応じて，十分高い信頼性を確保し，かつ維持し得る設計とする。このうち，重要度が特に高い安全機能を有する系統は，原則，多重性又は多様性及び独立性を備える設計とするとともに，当該系統を構成する機器の単一故障が生じた場合であって，外部電源が利用できない場合においても，その系統の安全機能を達成できる設計とする。

１．１．１．８

単一故障

安全施設のうち，重要度が特に高い安全機能を有する系統は，当該系統を構成する機器に短期間では動的機器の単一故障が生じた場合，又は長期間では動的機器の単一故障若しくは想定される静的機器の単一故障のいずれかが生じた場合であって，外部電源が利用できない場合においても，その系統の安全機能が達成できる設計とする。
なお，重要度が特に高い安全機能を有する系統のうち，長期間にわたって安全機能が要求される静的機器を単一設計とする場合には，単一故障が安全上支障のない期間に確実に除去又は修復できる設計，他の系統を用いてその機能を代替できる設計又は単一故障を仮定しても安全機能を達成できる設計とする。
12 条-5

１．１．１．９

試験検査

安全施設は，その健全性及び能力を確認するために，その安全機能の重要度に応じ，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができる設計とする。

12 条-6

(3)

適合性説明
１

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。

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、構造及び動作原理を考慮して、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。

３

安全施設は、設計基準事故時及び設計基準事故に至るまでの間に想定される全ての環境条件において、その機能を発揮することができる
ものでなければならない。

４

安全施設は、その健全性及び能力を確認するため、その安全機能の重要度に応じ、発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものでなければならない。

５

安全施設は、蒸気タービン、ポンプその他の機器又は配管の損壊に伴う飛散物により、安全性を損なわないものでなければならない。

６

重要安全施設は、二以上の発電用原子炉施設において共用し、又は相互に接続するものであってはならない。ただし、二以上の発電用原子炉施設と共用し、又は相互に接続することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合は、この限りではない。

７

安全施設（重要安全施設を除く。）は、二以上の発電用原子炉施設

12 条-7

と共用し、又は相互に接続する場合には、発電用原子炉施設の安全性を損なわないものでなければならない。

適合のための設計方針
１について
安全施設を，「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，それが果たす安全機能の性質に応じて，次の2種に分
類する。
(1)

その機能の喪失により，原子炉施設を異常状態に陥れ，もって一般公衆ないし従事者に過度の放射線被ばくを及ぼすおそれのあるもの（異常発生防止系。以下「ＰＳ」という。）。

(2)

原子炉施設の異常状態において，この拡大を防止し，又はこれを速やかに収束せしめ，もって一般公衆ないし従事者に及ぼすおそれのある過度の放射線被ばくを防止し，又は緩和する機能を有するもの（異常影響緩和系。以下「ＭＳ」という。）。
また，ＰＳ及びＭＳのそれぞれに属する安全施設を，その有する安全機能の重要度に応じ，それぞれクラス１，クラス２及びクラス３に分類する。それぞれのクラスの呼称は第1表に掲げるとおりとする。
なお，各クラスに属する安全施設の基本設計ないし基本的設計方針
は，確立された設計，建設，試験及び検査の技術並びに運転管理により，安全機能確保の観点から，次の各号に掲げる基本的目標を達成できるものとする。
ａ．クラス１：合理的に達成し得る最高度の信頼性を確保し，かつ，
維持すること。
ｂ．クラス２：高度の信頼性を確保し，かつ，維持すること。
12 条-8

ｃ．クラス３：一般の産業施設と同等以上の信頼性を確保し，かつ，維持すること。

第1表

安全上の機能別重要度分類
安全施設機能による分類

安全機能を有しない構築物，系統及び機器異常の発生防 異常の影響緩止の機能を有 和の機能を有重要度による分類
安全に関連

するもの

するもの

（ＰＳ）

（ＭＳ）

クラス１

ＰＳ－１

ＭＳ－１

する構築物， クラス２

ＰＳ－２

ＭＳ－２

系統及び機

ＰＳ－３

ＭＳ－３

クラス３

器
安全に関連し ない構築

安全機能以外物，系統及び機器の機能のみを行うもの

２について
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に，当該系統を構成する機械又は器具の機能，構造及び動作原理を考慮して，多重性又は多様性
及び独立性を有する設計とする。単一故障は，短期間では動的機器の単一故障を仮定し，長期間では動的機器の単一故障又は想定される静的機器の単一故障を仮定するものとする。ここで，長期間とは 24 時間以上を基本とする。
重要度が特に高い安全機能を有する系統において，設計基準事故が発生した
12 条-9場合に長期間にわたって機能が要求される静的機器のうち，単一設計とする原
子炉建屋ガス処理系の配管の一部については，当該設備に要求される格納容器
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が喪失する単一故障として，最も過酷な条件になる全周破断を想定する。この故障においては，単一故障による放射性物質の放出に伴う被ばくの影
響を最小限に抑えるよう，安全上支障のない期間に故障を確実に除去又は修復できる設計とし，その単一故障を仮定しない。
設計に当たっては，想定される単一故障の除去又は修復のためのアクセスが可能であり，かつ，補修作業が容易となる設計とする。安全上支障のない期間については，設計基準事故時に，全周破断に伴う放射性物質の漏えいを考慮しても，周辺の公衆に対する放射線被ばくのリスクが「添付資料十３．４

環

境への放射性物質の異常な放出」の評価結果と同程度であり，また，修復作業に係る被ばくが緊急時作業に係る線量限度以下とできる期間として，２日間とする。
中央制御室換気系のうち単一設計とするダクトの一部については，当該設備に要求される原子炉制御室非常用換気空調機能が喪失する単一故障として，最も過酷な条件となる全周破断を想定する。この故障においては，単一故障による中央制御室の運転員の被ばくの影響を最小限に抑えるよう，安全上支障のない期間に故障を確実に除去又は修復できる設計とし，その単一故障を仮定しない。設計に当たっては，想定される単一故障の除去又は修復のためのアクセスが可能であり，かつ，補修作業が容易となる設計とする。安全上支障のない期間については，設計基準事故時に，ダクトの全周破断に伴う放射性物質の漏えいを考慮しても，中央制御室の運転員の被ばく量は緊急作業時における線量限度に対して十分な裕度を確保でき，また，修復作業に係る被ばくが緊急時作業に係る線量限度以下とできる期間として，２日間とする。
12 条-10

単一設計とするスプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）を有する格
納容器スプレイ冷却系（残留熱除去系）については，安全機能に最も影響を与える単一故障を仮定しても，原子炉格納容器の冷却機能を達成できる設計とする。動的機器の単一故障として格納容器スプレイ冷却系（残留熱除去系）１系
列の不作動を，静的機器の単一故障としてスプレイヘッダ（サプレッション・
チェンバ側）の全周破断を仮定しても原子炉格納容器の冷却機能を達成できる設計とする。また，静的機器の単一故障としてスプレイヘッダ（サプレッショ
ン・チェンバ側）の全周破断を仮定しても，残留熱除去系 2 系統にてドライウェルスプレイを行うか，又は 1 系統をドライウェルスプレイ，もう 1 系統をサ
プレッション・プール冷却モードで運転することで原子炉格納容器の冷却機能を代替できる設計とする。
単一設計とする原子炉建屋ガス処理系の配管の一部及び中央制御室換気系のダクトの一部については，劣化モードに対する適切な保守管理を実施し，故障の発生を低く抑える。

３について
安全施設は，通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び事故時において，さらされると考えられる全ての環境条件において，その機能が発揮できる設計
とする。

４について
安全施設は，その健全性及び能力を確認するため，その安全機能の重要度に応じ，必要性及びプラントに与える影響を考慮して適切な方法により発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができる設計とする。

12 条-11

５について(1)

格納容器内の配管の破損（破断又は漏えい）時に，破損した配管がジェッ

ト反力によるホイッピングによって他の主要配管，格納容器を損傷しないよう，
必要に応じて適宜破損した配管の動きを制限する構造物を設ける設計とする。
(2)

格納容器は，流出流体のジェット力及び流出流体の加熱による熱応力に対して耐えられるように設計する。
(3)

安全施設のうち，独立性を要求されているものは，各系統相互の離隔距離又は障壁によって分離し，ある区分で発生した飛散物が他の区分の構築物，系
統及び機器に影響を与えず，かつ，ある区分の内部発生飛散物による配管の破損，機器の故障等の二次的影響が他の区分に波及しないこと，及び１区分の損傷により安全機能が喪失されない設計とする。
(4)

非常用炉心冷却系の各ポンプ等が配置してある原子炉建屋最下階（地下 2階）は，何らかの原因で原子炉建屋内に溢水事故が発生したとしても，非常用炉心冷却系の機能が喪失しないように，区分毎（区分Ⅰ，Ⅱ及びⅢ）に隔壁を設ける設計とする。
(5)

タービンミサイルについては，蒸気タービン及び発電機破損防止対策を行うことにより，蒸気タービン及び発電機の破損事故の発生確率を低くするとともに，ミサイルの発生を仮に想定しても安全施設の損傷確率を低くすることによって，発電用原子炉の安全を損なう可能性を極めて低くする設計とする。
(6)

再循環ポンプは，原子炉再循環配管破断を想定しても，ポンプミサイルが生じないように，破壊限界に対し十分な強度をもつ設計とする。
(7)

ガス爆発，重量機器の落下等については，ＬＯＣＡ時の水素濃度が燃焼限度以下であることの確認や，クレーン落下防止設計等により飛来物が発生しないことの確認，あるいは飛来物が発生しても原子炉施設の安全性を損なわない設計とする。
12 条-12

６及び７について
今回の変更申請においては該当しない。

1.3

気象等

該当なし

1.4

設備等

８．２

換気空調設備

８．２．１

換気設備

８．２．１．２

設計方針（６）中央制御室換気系は，事故時には外気との連絡口を遮断し，よう素フ
ィルタを通る閉回路循環方式とし，運転員等を過度の放射線被ばくから防護するように設計する。
（７）重要度が特に高い安全機能を有する換気空調設備においては，単一故障を仮定してもその安全機能を失うことのないよう原則として多重性を備える設計とする。また，中央制御室換気系のうち単一設計とするダクトの一部については，劣化モードに対する適切な保守，管理を実施し，故障の発生を低く抑えるとともに，想定される故障の除去又は修復のためのアクセスが可能であり，かつ，補修作業が容易となる設計とする。

９．２

原子炉格納容器スプレイ系

９．２．２

設計方針

（３）単一故障
12 条-13

原子炉格納容器スプレイ系は，事故後の動的機器の単一故障，又は想定される静的機器の単一故障のいずれかを仮定しても，当該設備に要求される安全機能を達成できる設計とする。
単一設計とするスプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）について
は，当該設備に要求される安全機能に最も影響を与えると考えられる静的機器の単一故障を仮定した場合でも，原子炉格納容器の冷却機能を達成できる設計とする。また，残留熱除去系２系統にてドライウェルスプレイを行うか，又は１系統をドライウェルスプレイ，もう１系統をサプレッション・プール
冷却モードで運転することで格納容器の冷却機能を代替できる設計とする。

９．４

原子炉建屋ガス処理設備

９．４．２

設計方針

（１）原子炉冷却材喪失事故時に，短期間では動的機器の単一故障を，長期間では動的機器の単一故障若しくは想定される静的機器の単一故障のいずれかを仮定しても，当該設備に要求される格納容器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を達成できる設計とする。
なお，単一設計とする配管の一部については，劣化モードに対する適切な保守，管理を実施し，故障の発生を低く抑えるとともに，想定される故障の除去又は修復のためのアクセスが可能であり，かつ，補修作業が容易となる設計とする。

12 条-14

2.

静的機器の単一故障

2.1

長期間にわたり安全機能が要求される単一設計機器の抽出
東海第二発電所において，重要度が特に高い安全機能を有する系統で，設計基準事故が発生した場合に，長期間（24 時間以上若しくは運転モード切替以降）にわたって機能が要求される静的機器で単一設計を採用している系
統を抽出した。
重要度が特に高い安全機能を有する系統である（添付 1）

NO

YES

① 多重性又は多様性及び独立性を有している（添付 2）

YES

NO

② 長期間の機能要求がある（添付 2）

NO

YES

対象系統（3 系統） ※対象外※ 現有設備では，ディーゼル発電機の燃料系である軽油貯蔵タンクが 1 基（単一設計）であるが，今回の申請において軽油貯蔵タンクを 2 基に変更し，多重性を有する設計とする。

抽出に当たっては，設置許可基準規則の解釈第 12 条第 3 項の表に規定された安全機能を有する系統を，「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」並びに社団法人日本電気協会「安全機能を有する

12 条-15

電気・機械装置の重要度分類指針」（JEAG4612-2010）及び「安全機能を有する計測制御装置の設計指針」（JEAG4611-2009）に示される安全施設の中から選定した。その結果を添付 1 に示す。
添付 1 で選定した系統について，多重性又は多様性及び独立性の有無並びに長期間にわたる要求の有無について整理した。整理した結果を添付 2 に示す。
添付 2 で整理した結果に基づき，重要度が特に高い安全機能を有する系統
で，設計基準事故が発生した場合に，長期間（24 時間以上若しくは運転モード切替以降）にわたって機能が要求される静的機器で単一設計を採用している以下の 3 系統を抽出した。

(1)

原子炉建屋ガス処理系
・単一設計箇所：配管の一部(2)

格納容器スプレイ冷却系（残留熱除去系）
・単一設計箇所：スプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）(3)

中央制御室換気系
・単一設計箇所：ダクトの一部

12 条-16

2.2

静的機器の基準適合性確認
設置許可基準規則の解釈第 12 条の第 5 項に以下の記載がある。

５

第2項について、短期間と長期間の境界は24時間を基本とし、運転モードの切替えを行う場合はその時点を短期間と長期間の境界とする。例えば
運転モードの切替えとして、加圧水型軽水炉の非常用炉心冷却系及び格
納容器熱除去系の注入モードから再循環モードへの切替えがある。
また、動的機器の単一故障又は想定される静的機器の単一故障のいずれかを仮定すべき長期間の安全機能の評価に当たっては、想定される最も過酷な条件下においても、その単一故障が安全上支障のない期間に除去又は修復できることが確実であれば、その単一故障を仮定しなくてよい。
さらに、単一故障の発生の可能性が極めて小さいことが合理的に説明できる場合、あるいは、単一故障を仮定することで系統の機能が失われる場合であっても、他の系統を用いて、その機能を代替できることが安全
解析等により確認できれば、当該機器に対する多重性の要求は適用しない。

上記内容から，単一故障を仮定しなくてもよい場合及び多重性の要求が適用されない場合の条件は以下のとおりとなる。

① 単一故障が想定される最も過酷な条件下においても，安全上支障のない期間に確実に除去又は修復できる。
② 単一故障の発生の可能性が極めて小さいことが合理的に説明できる。
③ 単一故障を仮定することで系統の機能が失われる場合であって12 条-17も，他の系統を用いて，その機能を代替できることが安全解析等
により確認できる。

2.1 で抽出した静的機器について，①～③の条件に照らして基準適合性を確認した結果，第 2-1 表に示すとおりとなった。

第 2-1 表静的機器の基準適合性確認結果一覧
適合条件

系統

原子炉建屋ガス処理系
格納容器スプレイ冷却系（残留熱除去系）
中央制御室換気系

対象機器

配管の一部

①

②

③

○

－

－

－

－

○

○

－

－

スプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）
ダクトの一部基準への適合性について，詳細を以降に示す。

12 条-18

2.3

原子炉建屋ガス処理系の基準適合性

(1)

設備概要
原子炉建屋ガス処理系は，非常用ガス再循環系と非常用ガス処理系からなり，原子炉建屋（原子炉棟）（以下「原子炉建屋」という。）内に設置している。事故時に原子炉建屋の放射能レベルが高くなる場合に，原子炉建屋から外部へ放散される放射性物質を吸着し，原子炉施設周辺の一般公衆の放射線被ばくを低減させる。
非常用ガス再循環系は，よう素用チャコールフィルタを含むフィルタユ
ニット，排風機及び弁などから構成されており，原子炉建屋内でガスを再循環させ，放射性物質を吸着除去する。
非常用ガス処理系は，よう素用チャコールフィルタを含むフィルタユニ
ット，排風機及び弁などから構成されており，非常用ガス再循環系で処理したガスの一部を再度処理した後，排気筒と隣接して同じ高さまで設置している非常用ガス処理系排気筒を通して，大気へ放出させ，原子炉建屋を負圧に保つ。
本系統の機器は耐震Ｓクラスで設計している。
原子炉建屋ガス処理系は，第2-1図に示すとおり，配管の一部は単一設計となっているが，その他の機器は動的機器を含め多重化されている。
当該配管の仕様を第2-2表に示す。

12 条-19

単一設計箇所
他系統（不活性ガス系他）

原子炉建屋

原子炉建屋ガス処理系 （非常用ガス再循環系）
FO
AO

FC

(A)

GD

非常用ガス処理系排気筒へ

ヘパフィルタスペースヒータ

チャコールフィルタ

ヘパフィルタプレフィルタ

AO

AO

電気加熱器

湿分除去装置FO

FO

フィルタユニット

AO

ヘパフィルタスペースヒータ

チャコールフィルタ

ヘパフィルタプレフィルタ

AO

AO

電気加熱器

湿分除去装置

FO

FO

FO
AO

(B)

GD

排風機
FC
AO

FC

ドレンサンプへ

AO

FC
AO

AO

(B)

FO

FC
GD

AO

ヘパフィルタフィルタユニット
チャコールフィルタ

AO

ヘパフィルタAO

チャコールフィルタ

AO

FO
GD

スペースヒータ

FC
FO

(A)

スペースヒータ

常用排気設備（主排気筒）

電気加熱器

格納容器圧力
逃がし装置

電気加熱器

原子炉建屋ガス処理系 （非常用ガス処理系）
N2ﾊﾟｰｼﾞﾌｧﾝ

FO
AO

FO
AO

FO
AO

排風機
NC
MO

第 2-1 図原子炉建屋ガス処理系系統概要図

第 2-2 表最高使用
機器

圧力(MPa[gage])

非常用ガス

配管仕様表
最高使用
温度(℃)

非常用ガス
処理系配管

厚さ(mm)

材料※

609.6

12

SM41A

406.4

9.5

SM41B

吸込側

0.014

72

吐出側

0.014

72

609.6

12

SM41A

吸込側

0.014

72

457.2

14.3

SM41B

吐出側

0.014

72

457.2

14.3

SM41B

再循環系
配管

外径(mm)※外面塗装

12 条-20(2)対象機器の影響評価
ａ．故障の可能性(a)

想定される故障に対する設計上の考慮
原子炉建屋ガス処理系の配管の信頼性について，想定される故障に対する設計上の考慮を第 2-3 表に示す。この結果，原子炉建屋ガス処
理系の配管は十分な信頼性を有している。

第 2-3 表機器

想定される故障に対する設計上の考慮

想定される

設計上の考慮

故障

建屋内外に設置した配管は，防食塗装を施してお腐食
り，腐食の発生を抑制する設計としている。
原子炉建屋ガス処理系の建屋からの吸込部は床面よ配管り離れた位置に配置しており，大きな異物が系統に閉塞
流入することはなく，配管径も大きいことから閉塞が発生することはない。

さらに，炭素鋼材の大気暴露試験による腐食進展結果（第 2-2 図）によると，10 年経過時の腐食量が 0.5 ㎜以下であることから，40 年経過したとしても減肉量は 2mm 以下である。この減肉量は配管肉厚（最小 9.5㎜）に対して十分小さいことから，配管は十分な信頼性を有している。

12 条-21

第 2-2 図

我が国各地における普通鋼及び耐候性鋼の暴露試験結果（社団法人腐食防食協会「腐食・防食ハンドブック」に加筆）

(b)

保守管理
原子炉建屋ガス処理系は，第 2-4 表に示すとおり配管の外観点検を定期的に行っており，有意な腐食が発生していないことを確認している。また，第 2-5 表に示すとおり，保安規定に基づく定期試験により系統の健全性を確認している。
この結果，原子炉建屋ガス処理系の配管は適切な保守管理を実施しており，当該設備の健全性を確保することが可能である。
第 2-4 表機器

配管点検内容

想定される

点検内容

経年劣化事象
外観点検

亀裂，変形，腐食，塗装の剥離等
配管

腐食の有意な異常がないことを目視にて確認する。
12 条-22

第 2-5 表

定期試験内容定期試験

試験内容
非常用ガス再循環系ファン，非常用ガス処

原子炉建屋ガス処理
理系ファンを起動し，系統流量が必要流量系手動起動試験以上で正常に運転できることを確認する。

(c)

過去の故障実績
これまで，原子炉建屋ガス処理系の配管については保守管理を適切に実施しており，工事報告書及び不適合管理票により確認した結果，機能性能に影響を及ぼすような故障実績はなかった。
また，原子力施設情報公開ライブラリー（ニューシア）等 ※ において共有されている過去の故障事例を確認した結果，当該系統である原子炉建屋ガス処理系（非常用ガス処理系）に関する故障実績はなかった。
しかし，自社プラントにおいて換気空調ダクトの腐食による故障が発生している。この水平展開として，東海第二発電所では管理区域とのバウンダリとなる屋内外のダクト（原子炉建屋ガス処理系配管を含む）について外観点検（1 回／年）を実施し，腐食等の有無を確認し，必要に応じて補修塗装等の対応を実施することとした。また，当該系
統の中で最も腐食環境にある非常用ガス処理系排気筒については定期的に肉厚測定を実施し，異常のないことを確認しており，このことか
らも機能性能に影響を与える故障が発生する可能性は低いと評価する。
※

ＢＷＲ事業者協議会（ＪＢＯＧ），一般社団法人原子力安全推進協会
及び電気事業者連合会

12 条-23

ｂ．故障の仮定
原子炉建屋ガス処理系配管の一部について，影響評価を実施する上で仮定する単一設計箇所の故障を検討した。上述のとおり，当該配管については軽微な腐食程度しか考えられず，運転条件，環境条件等から最も過酷な条件を想定したとしても，全周破断の発生は考えられない。
しかしながら，系統機能を喪失させる故障を仮定する観点から，全周破断を仮定する。
なお，原子炉建屋ガス処理系の建屋からの吸込部は床面より離れた位置に配置しており，大きな異物が系統に流入することはなく，配管径も大きいことから閉塞が発生することはない。

ｃ．仮定した故障による影響評価
原子炉建屋ガス処理系は，事故時に発生する雰囲気ガスに含まれる放射性物質をフィルタにて除去した後に，原子炉建屋内ガスを環境へ放出することで，原子炉施設周辺の一般公衆の放射線被ばくを低減させるものである。このため，静的機器の故障を仮定した場合の影響評価として，非居住区域境界外の被ばく評価を行う。
前提とする事故については，設置許可申請書添付書類十の安全評価で，原子炉建屋ガス処理系の機能を期待している原子炉冷却材喪失及び燃料集合体の落下とする。
(a)

故障箇所の想定
原子炉建屋ガス処理系配管の単一設計箇所については，故障による影響を検討する上で，以下のように区分される。第2-3図に故障想定箇所の概要を示す。

12 条-24

区分① 非常用ガス再循環系吸気配管
区分② 非常用ガス再循環系－非常用ガス処理系連絡配管
区分③ 非常用ガス再循環系戻り配管
区分④ 非常用ガス処理系排気配管（原子炉建屋内）
区分⑤ 非常用ガス処理系排気配管（原子炉建屋外）
原子炉建屋（原子炉棟）

単一設計箇所
原子炉建屋ガス処理系 （非常用ガス再循環系）

スペースヒー タ

AO

AO

FO
AO

(A)

GD

(B)

GD

排風機
RE

区分①

FO

非常用ガス処理系排気筒へ

ヘパフ ィルタ

故障箇所（全周破断）FO

チャコールフィルタ

スペースヒー タ

プレフ ィルタFE

AO

ヘパフ ィルタヘ パフ ィルタ

電気加熱器

FO

チャコールフィルタ

プレフ ィルタ

湿分除去装置FE

ヘ パフ ィルタ

電 気 加 熱器

AO

AO

湿 分 除 去装 置FOFO

ドレンサンプへ

区分②

GD

FO
AO

排風機

AO

チャコールフィルタFO
FE (B)

スペースヒー タ

AO

電気加熱器

FO

ヘパフ ィルタ

AO

チャコールフィルタFO
GD

ヘ パフ ィルタ

(A)

スペースヒー タFE

電 気 加 熱器

原子炉建屋ガス処理系 （非常用ガス処理系）
FO
AO

RE

FO

区分④

区分⑤

AO

区分③
FE
RE

第 2-3 図：流量計
：放射線モニタ

故障想定箇所概要図

・区分① ： 配管の全周破断を想定しても，破断口からの吸気により非常用ガス再循環系及び非常用ガス処理系で処理されたガスが高所から環境に放出されることになるため，非居住区域境界外の一般公衆の被ばく評価への影響はない。
・区分② ： 配管の全周破断を想定すると，破断口から原子炉建屋内の雰囲気が，直接非常用ガス処理系に流入することになる。非常用ガス処理系は非常用ガス再循環系で処理したガスが入る
12 条-25

ことを前提としているため，評価に当たっては，非常用ガス処
理系が停止することを仮定する。したがって，非常用ガス再循
環系が原子炉建屋内のガスを処理し続けるものの，非常用ガス
処理系の停止により，原子炉建屋の負圧が保てなくなる。このため，フィルタを通らないガスが原子炉建屋から漏えいすることとなり，非居住区域境界外の一般公衆の被ばく評価への影響が大きくなる。
・区分③ ： 配管の全周破断を想定しても，非常用ガス再循環系及び非常用ガス処理系の運転に影響を与えないことから，非居住区
域境界外の一般公衆の被ばく評価への影響はない。
・区分④ ： 配管の全周破断を想定すると，非常用ガス再循環系及び非常用ガス処理系で処理したガスは原子炉建屋内に放出されることとなり，原子炉建屋の負圧が保てなくなる。このため，フィルタを通らないガスが原子炉建屋から漏えいすることとなるが，非常用ガス処理系の運転が継続されるため，区分②と比べて，非居住区域境界外の一般公衆の被ばく評価への影響は小さい。
・区分⑤ ： 配管の全周破断を想定した場合，排気筒放出から地上放出になるが，非常用ガス再循環系及び非常用ガス処理系で処理されたガスが原子炉建屋外に排気されるため，区分④と比べて，非居住区域境界外の一般公衆の被ばく評価への影響は小さい。

以上から，評価上最も厳しくなる区分②を，保守的に故障想定箇所とする。

12 条-26

なお，二重化された部分であっても，単一設計部分に接続され隔離がなされない部分については，全周破断が発生した場合には両系統に影響を及ぼすが，単一設計箇所の評価に包絡されることを確認している。第 2-4 図に該当部を示す。
原子炉建屋（原子炉棟）
原子炉建屋ガス処理系 （非常用ガス再循環系）

ヘパフィルタ

FO

(A)

AO

GD

区分②-1
FO

(B)

AO

GD

RE

排風機

非常用ガス処理系排気筒へ

ヘパフィルタチャコールフィルタ（区分①）

スペースヒータ

AO

ヘパフィルタFO

プレフィルタ

FE

電気加熱器

AO

湿分除去装置FO

チャコールフィルタFE

スペースヒータ

ヘパフィルタ

AO

プレフィルタ

FO

AO

電気加熱器

湿分除去装置

区分①-1
FO

単一設計箇所
単一設計箇所との接続配管

（区分②）
ドレンサンプへ

ヘパフィルタヘパフィルタAO

チャコールフィルタ

FO
GD

チャコールフィルタ(A)

スペースヒータFE

電気加熱器

原子炉建屋ガス処理系 （非常用ガス処理系）
FO
AO

区分④-1
RE

区分②-2
FO
FE (B)

GD

FO

AO

AO

排風機

スペースヒータ

AO

電気加熱器

FO

（区分④）

FO
AO

FE
RE

（区分③）

第2-4図

原子炉建屋ガス処理系

（区分⑤）

：流量計
：放射線モニタ

故障想定箇所・区分①-1 ：流入した気体は全量フィルタ処理される。
・区分②-1 ：配管内の全量放出を想定した区分②に包絡される。
・区分②-2 ：配管内の全量放出を想定した区分②に包絡される。
・区分④-1 ：配管内の全量放出を想定した区分④に包絡される。

(b)

故障の発生時期
故障が発生する時期は，設置許可基準規則の解釈第 12 条の第 5 項に基づき，事故発生から 24 時間後とする。
12 条-27

(c)

評価条件

ⅰ)

原子炉冷却材喪失
原子炉冷却材喪失において，動的機器の単一故障を仮定したベースケースと，追加で単一設計箇所の静的機器の故障を考慮した影響
評価の評価条件の比較を第 2-6 表に示す。なお，評価に当たっては，
原子炉建屋ガス処理系配管の破断箇所の修復は行わないものとし，
配管破断後は破断箇所からの放出が続くものとする。
第 2-6 表

評価条件の比較（原子炉冷却材喪失）

項目

影響評価

放射性物質の環境に放出される経路

ベースケース（事故発生～24時間）

非常用ガス再循環系及び非常用ガ

非常用ガス再循環系及び非常用ス処理系で処理された後，非常用

ガス処理系で処理された後，非常ガス処理系排気筒から大気中に放用ガス処理系排気筒から大気中に出[排気筒放出]

放出[排気筒放出]（24時間以降）
非常用ガス再循環系は機能するが，処理されたガスは原子炉建屋内へ放出され，原子炉建屋内の放射性物質の一部が大気中に放出[地上放出]
環境に放出さ（実効放出継続時間 ※ ）れた放射性物[事故発生～24時間]

質の大気中の・希ガス：10時間

・希ガス：24時間

拡散条件

・よう素：20時間

・よう素：24時間（実効放出継続時間）[24時間以降]
・希ガス：140時間
・よう素：210時間（相対線量（D／Q））（相対線量（D／Q））－２０[事故発生～24時間] 5.6×10（Gy／

4.5×10－２０ （Gy／Bq）

Bq）[24時間以降]

2.4×10－１９（Gy／Bq）（相対濃度（χ／Q））（相対濃度（χ／Q））
8.0×10－７ （s／m３ ）[事故発生～24時間] 8.9×10－７（s／m３）[24時間以降]

7.0×10－６（s／m３）※：実効放出継続時間は，「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」により算出する。

12 条-28

ⅱ)

燃料集合体の落下
燃料集合体の落下において，動的機器の単一故障を仮定したベースケースと，追加で静的機器の単一故障を考慮した影響評価の評価
条件の比較を第 2-7 表に示す。なお，評価に当たっては，原子炉建
屋ガス処理系配管の破断箇所の修復は行わないものとし，配管破断
後は破断箇所からの放出が続くものとする。

第 2-7 表項目

評価条件の比較（燃料集合体の落下）
影響評価

放射性物質の（事故発生～24時間）

環境に放出される経路

ベースケース
非常用ガス再循環系及び非常用ガ

非常用ガス再循環系及び非常用ス処理系で処理された後，非常用

ガス処理系で処理された後，非常ガス処理系排気筒から大気中に放用ガス処理系排気筒から大気中に出[排気筒放出]

放出[排気筒放出]（24時間以降）
非常用ガス再循環系は機能するが，処理されたガスは原子炉建屋内へ放出され，原子炉建屋内の放射性物質の一部が大気中に放出[地上放出]
環境に放出さ（実効放出継続時間 ※ ）（実効放出継続時間）

れた放射性物

・希ガス：10時間

・希ガス：15時間

質の大気中の・よう素：1時間

・よう素： 5時間

拡散条件
（相対線量（D／Q））（相対線量（D／Q））
－２０

（Gy／

5.1×10－２０ (Gy／Bq)

4.8×10－１９（Gy／（相対濃度（χ／Q））[事故発生～24時間] 5.6×10
Bq）[24時間以降]Bq）（相対濃度（χ／Q））

2.0×10－６ (s／m3)[事故発生～24時間] 2.0×10－６ （s／m
３）

[24時間以降]

2.4×10－５ （s／m３）※：実効放出継続時間は，「発電用原子炉施設の安全解析に関する気象指針」により算出する。

12 条-29

(d)

評価結果

ⅰ)

原子炉冷却材喪失
原子炉冷却材喪失について単一設計箇所の静的機器の故障を考慮した影響評価において，原子炉建屋ガス処理系配管のうち区分②（非常用ガス再循環系－非常用ガス処理系連絡配管）が全周破断した場
合の評価結果は，第 2-8 表に示すとおり約 1.0×10 －２ mSv であり，判断基準（実効線量 5mSv 以下）を満足することを確認した。

第 2-8 表項

評価結果の比較（原子炉冷却材喪失）目

環境に放出される希影響評価

ベースケース

排気筒放出

約 7.9×10１１ Bq

約 4.0×10１２ Bq

地上放出

約 3.2×10１２ Bq

－

排気筒放出

約 4.4×10８ Bq

約 4.8×10９ Bq

地上放出

約 1.4×10１１ Bq－

約 8.2×10－４ mSv

約 1.8×10－４ mSv

約 9.6×10－３ mSv

約 3.6×10－５ mSv

約 5.7×10－５ mSv

約 5.7×10－５ mSv

約 1.0×10－２ mSv

約 2.7×10－４ mSv

ガス（γ線実効エネ
ルギ 0.5MeV 換算値）
環境に放出されるよう素（I-131

等価量－小児実効線量係数
換算）

希ガスのγ線外部被ば
くによる実効線量
よう素の内部被ばくによる実効線量
実効線量

原子炉建屋内からの直接線及びスカイシャイン線による実効線量合計12 条-30

ⅱ)

燃料集合体の落下
燃料集合体の落下について単一設計箇所の静的機器の故障を考慮した影響評価において，原子炉建屋ガス処理系配管のうち区分②（非常用ガス再循環系－非常用ガス処理系連絡配管）が全周破断した場
合の評価結果は，第 2-9 表に示すとおり約 5.9×10 －２ mSv であり，判断基準（実効線量 5mSv 以下）を満足することを確認した。

第 2-9 表項

評価結果の比較（燃料集合体の落下）

目

環境に放出される希影響評価

ベースケース

排気筒放出

約 2.4×10１４ Bq

約 3.1×10１４ Bq

地上放出

約 7.7×10１３ Bq

－

排気筒放出

約 6.0×10１０ Bq

約 6.1×10１０ Bq

地上放出

約 2.0×10１０ Bq－

約 5.0×10－２ mSv

約 1.6×10－２ mSv

約 8.4×10－３ mSv

約 1.7×10－３ mSv

約 5.9×10－２ mSv

約 1.8×10－２ mSv

ガス（γ線実効エネ
ルギ 0.5MeV 換算値）
環境に放出されるよう素（I-131

等価量－小児実効線量係数
換算）

希ガスのγ線外部被ば
くによる実効線量
実効線量

よう素の内部被ばくによる実効線量合

計12 条-31(3)

故障箇所の修復
ａ．検知性
事故発生後，中央制御室ではパラメータ（系統流量，原子炉建屋差圧，
放射線モニタ等）を監視しており，各区分の配管に全周破断が発生した
場合は，パラメータ変動の確認により異常を検知し，現場確認（視覚，聴覚，触覚）により破断箇所を特定する。
第2-3図，第2-4図の各区分の全周破断想定箇所について，それぞれ以下のように検知可能である。
・区分①，①-1 ： 中央制御室での確認（FRVSトレイン流量計，SGTS
トレイン流量計，原子炉建屋負圧計，エリア放射線モニタ），
現場確認（視覚，聴覚，触覚）により破断箇所の特定は可能。
・区分②，②-1，②-2 ： 中央制御室での確認（FRVSトレイン流量計，
SGTSトレイン流量計，原子炉建屋負圧計，エリア放射線モニタ），
現場確認（視覚，聴覚，触覚）により破断箇所の特定は可能。
・区分③ ： 中央制御室での確認（FRVSトレイン流量計，SGTSトレイ
ン流量計，原子炉建屋負圧計，エリア放射線モニタ），現場確認（視覚，聴覚，触覚）により破断箇所の特定は可能。
・区分④，④-1 ： 中央制御室での確認（非常用ガス処理系排気筒モ
ニタ，FRVSトレイン流量計，SGTSトレイン流量計，原子炉建屋負圧計），現場確認（視覚，聴覚，触覚）により破断箇所の特定は可能。
・区分⑤ ： 中央制御室での確認（非常用ガス処理系排気筒モニタ），
現場確認（視覚，聴覚，触覚）により破断箇所の特定は可能。

原子炉建屋内の現場確認の範囲は限定（約13m×約44m）されており，
12 条-32確認に長時間を要しない。全周破断発生直後における原子炉建屋の雰囲
気線量率はフィルタに2mまで接近した厳しい条件でも約150mSv／hであるため数十分程度は現場確認可能である。さらに，必要な場合には要員の交替を行うことで現場確認を継続することも可能である。なお，警報機能付個人線量計の着用による線量管理，必要に応じて全面マスク等の防護具の着用，サーベイメータによる雰囲気線量率の確認を行うことで線量低減を図ることが可能である。

ｂ．修復性
配管の修復作業は，破断箇所を特定した後，あらかじめ用意した修復用資機材を用いて，以下の手順により修復を行う。修復作業の一例を第2-5図に示す。
なお，現場確認により，単一設計箇所と二重化された箇所で配管の形状（直管，エルボ管，分岐管）に違いはないことを確認しており，修復方法も様々な配管形状に対応できる工法であることから，いずれの箇所
で故障が発生した場合でも修復可能である。
① 準備作業（修復用資機材運搬等）
・修復用資機材は発電所構内に保管する。
・修復用資機材は使用環境（耐圧性，耐熱性）を考慮した仕様のものを準備する。
② 修復箇所の作業性を確保する（高所の場合は足場を設置する）。
③ 破断面のバリ等の凹凸を除去し，チェーンブロック等により芯合せを行う。
④ 配管破断箇所に，修復用資機材（補修用パテ，クランプ等）を取り付ける。
12 条-33

第2-5図

配管修復イメージ

修復は破断箇所を特定した後に行うため，足場設置箇所が限定できることから，足場の組立作業を含めても2日間程度で修復可能である。
なお，当該作業を実施するに当たり，必要な隔離作業は排風機の電源“切”及びスイッチの停止操作のみであり，手動による弁の閉止操作は必要ない。
また，修復作業については協力会社を含めた作業員の召集体制，資機材の準備，作業手順，訓練の実施等の必要事項を今後社内規程として整備する。

ｃ．修復作業での被ばく評価
原子炉建屋ガス処理系の静的機器の単一故障を想定し，修復作業における被ばく評価を実施した。
原子炉建屋ガス処理系の配管修復を行う際の前提を，条件が厳しくなる燃料集合体の落下として，以下の条件で被ばく評価を行った。
・ 事故発生から20日後の線量率を用いる。
・ 1人当たりの作業時間を4時間とする。
・ 作業場所は単一設計箇所でフィルタに最も接近するフィルタから2mの位置とする。
12 条-34

・ 保守的にマスク等の防護装備の効果は見込まない。
評価の結果，作業員の被ばく線量は約 52mSv となり，災害発生時の復旧作業であることから緊急作業時の線量限度（100mSv）と比較すると，それを下回っていることを確認した。評価結果を第 2-10 表に示す。

第 2-10 表

配管修復作業の被ばく評価

作業内容

線量率（mSv／h）

実効線量（mSv）

配管修復（全周破断）

約13

約52

ｄ．修復後について
原子炉建屋ガス処理系の静的機器の単一故障箇所について補修用パテ，
クランプ等で修復することとしているが，これらは早期に安全機能を回復し，故障の影響を低減させることを目的とした応急処置である。したがって，事故収束後は故障箇所に対して技術基準に適合する取替・修理
を行う。

(4)

総合評価
原子炉建屋ガス処理系の配管のうち単一設計の箇所について，当該設備に要求される格納容器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が喪失する想定として，最も過酷な条件になると想定される配管の全周破断を仮定した。
これまでの評価により，設計基準事故時において，非居住区域境界外での被ばくによる実効線量の評価値及び修復作業に従事する作業員の被ばくによる実効線量の評価値はいずれも判断基準を満足することから，単一設
計箇所の静的機器の故障が安全上支障のない期間に確実に除去又は修復で12 条-35

きることを確認した。
以上から，基準に適合している。

12 条-36

2.4

格納容器スプレイ冷却系（残留熱除去系）の基準適合性

(1)

設備概要
残留熱除去系の運転モードの一つである格納容器スプレイ冷却系は，原
子炉冷却材喪失後にサプレッション・チェンバ内のプール水をドライウェ
ル内及びサプレッション・チェンバ内にスプレイすることによって，格納容器の温度，圧力を低減させるとともに，格納容器内に浮遊している放射性物質が格納容器外に漏えいするのを抑制する機能を有する。本系統の流量のうち，約 95％がドライウェル内に，残りの約 5％がサプレッション・
チェンバ内にスプレイされる。
本系統の機器は耐震Ｓクラスで設計している。
格納容器スプレイ冷却系は，第 2-6 図に示すとおり，スプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）については単一設計となっているが，その他の機器は動的機器を含め多重化されている。当該スプレイヘッダの仕様を
第 2-11 表に示す。
ドライウェル：単一設計箇所

MO

MO
MO

スプレイ
ヘッダ

MO

MO

原子炉
圧力容器

MO

スプレイヘッダ

MO

MO

MO

第 2-6 図

MO

MO

MO

熱交換器

MO

サプレッション・チェンバ

ポンプ

MO

ポンプ

熱交換器

格納容器スプレイ冷却系（残留熱除去系）系統概要図
12 条-37

第 2-11 表

スプレイヘッダ仕様

最高使用
機器

圧力
(MPa[gage])

最高使用

外径

厚さ

温度(℃)

(mm)

(mm)

スプレイヘッダ（サプ材料 ※SA-333

レッション・チェンバ

3.45

76.7

114.3

6

側）

Gr.6
（炭素鋼）

※外面塗装

(2)

対象機器の影響評価
ａ．故障の可能性(a)

想定される故障に対する設計上の考慮
スプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）の信頼性について，想定される故障に対する設計上の考慮を第 2-12 表に示す。この結果，
スプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）は十分な信頼性を有している。
第 2-12 表想定される故障に対する設計上の考慮

想定される
設計上の考慮

機器
故障

スプレイヘッダは防食塗装を施しており，腐食の発生を抑制する設計としている。また，
腐食
通常 運 転 中は 窒 素ガ スを 封 入 した 格 納容 器内に設置している。

スプレイヘッダ

水源であるサプレッション・プールにはストレーナが設けられており，その孔径は，系統
閉塞
内で 最 も 狭隘 な スプ レイ ノ ズ ルの 穴 径に 対して十分小さい。

12 条-38

さらに，前述の炭素鋼材の大気暴露試験による腐食進展結果（第 22 図）によると，10 年経過時の腐食量が 0.5 ㎜以下であることから，40 年経過したとしても減肉量は 2mm 以下である。また，スプレイヘッ
ダは内部に水が停滞しない構造であり，加えて，プラント運転中のサ
プレッション・チェンバは窒素置換により酸素濃度を低減しており，腐食速度は更に低いと考えられることから，スプレイヘッダは十分な信頼性を有している。

(b)

保守管理
残留熱除去系は，第 2-13 表に示すとおり保安規定に基づく定期試
験により系統の健全性を確認している。
これにより，当該設備の健全性を確保することが可能である。

第 2-13 表

定期試験内容

定期試験名

試験内容

残留熱除去系電動弁

低圧注水系における電動弁（サプレッションプールス

作動試験（1 回／

プレイ弁含む）が開することを確認する。

月）
残留熱除去系ポンプ
手動起動試験

残留熱除去系ポンプの吐出圧力，流量が規定値以上であることを確認する。

（1 回／月）(c)

過去の故障実績
格納容器スプレイ冷却系の単一設計箇所について工事報告書及び不適合管理票により確認した結果，当該箇所についてこれまでに故障実
12 条-39績はなかった。
また，原子力施設情報公開ライブラリー（ニューシア）等 ※ において共有されている過去の故障事例を確認した結果，格納容器スプレイ
ヘッダに関する故障実績はなかった。さらに，ファイバースコープによる内部点検やノズルを取り外しての目視点検を行い，腐食等の異常がないことを確認している。このため，機能性能に影響を与える腐食が発生する可能性は低いと評価する。
※

ＢＷＲ事業者協議会（ＪＢＯＧ），一般社団法人原子力安全推進協会
及び電気事業者連合会

ｂ．故障の仮定
格納容器スプレイ冷却系のスプレイヘッダ（サプレッション・チェン
バ側）については，上述のとおり軽微な腐食程度しか想定されず，運転条件，環境条件等から最も過酷な条件を想定しても，全周破断の発生は考えにくい。
しかしながら，系統機能を喪失させる故障を仮定する観点から，全周破断を仮定する。
なお，以下の理由によりスプレイヘッダに閉塞事象が発生することはない。
・ 水源であるサプレッション・プールにはストレーナ（孔径 2.0 ㎜）が設けられており，その孔径は，系統内で最も狭隘なスプレイノ
ズルの穴径（4.4mm）に対して十分小さい。また，サプレッション・プールについては，塗装状態の確認や異物混入状況の確認を実施している。
・ 系統内における異物として，脱落した機器の内部部品や配管内の12 条-40

クラッドが想定される。機器の内部部品については弁の弁体，ポンプのインペラが考えられるが，これらは多重化された範囲内に設置されており，形状的に各機器内に留まるためスプレイヘ
ッダを閉塞させることはない。また，当該系統はテストラインを使った定期試験により水を循環運転させていることから，スプレイノズルを閉塞させるようなクラッドの発生はない。
なお，サプレッション・チェンバスプレイラインの隔離弁からス
プレイヘッダまでの配管はサプレッション・チェンバとつながっており，プラント運転中は窒素置換され酸素濃度を低減した環境となっている。

ｃ．仮定した故障による影響評価
格納容器スプレイ冷却系は，事故時に上昇する格納容器の圧力，温度を低減するものであることから，単一設計箇所の静的機器の故障を仮定
した場合の影響評価として格納容器の圧力，温度の評価を行う。
前提とする事故については，設置許可申請書添付書類十の安全評価で，格納容器スプレイ冷却系の機能を期待している原子炉冷却材喪失とする。

(a)

故障箇所の想定
スプレイヘッダはリング状になっており，スプレイヘッダのどの部
位に全周破断を想定しても同じ評価結果となる。故障想定箇所の概略
を第2-7図に示す。

12 条-41

スプレイヘッダ
配管（多重化）

配管（多重化）流出

スプレイノズル

第2-7図破断

スプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）
配管全周破断箇所の想定(b)

故障の発生時期
残留熱除去系の格納容器スプレイ冷却系への手動切替は，事故後15分であることから，故障が発生する時間は，設置許可基準規則の解釈
第12条第5項に基づき，事故発生から15分後とする。

(c)

評価条件
スプレイヘッダが全周破断した場合であっても，熱交換器で冷却したプール水が，破断口よりサプレッション・チェンバ内に注水されることとなる。原子炉冷却材喪失において，ドライウェルに放出された蒸気は，サプレッション・プール内で凝縮されるため，サプレッショ
ン・チェンバにおいては，スプレイと注水で圧力及び温度の挙動に大きな相違はなく，評価結果への影響は小さい。
しかしながら，評価上は保守的に破断口から注水される水がサプレ
ッション・チェンバの冷却に寄与しないものとした。

12 条-42

原子炉冷却材喪失における，動的機器の単一故障を仮定したベース
ケースと，追加で単一設計箇所の静的機器の故障を考慮した影響評価の評価条件の比較を第 2-14 表に示す。

第 2-14 表

評価条件の比較（原子炉冷却材喪失）

項目

影響評価

ベースケース

格納容器冷却系のスプレイ流量スプレイ流量機能・ドライウェル側：95％

・ドライウェル側：95％

・サプレッション・チェンバ・サプレッション・チェンバ

側：

側：
0％

作動系統

5％

残留熱除去系（1／2系統）

残留熱除去系（1／2系統）

・格納容器スプレイ冷却・格納容器スプレイ冷却

1系統

(d)

1系統

評価結果
第 2-15 表，第 2-8 図及び第 2-9 図に示すとおり，仮に単一設計箇所であるスプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）の全周破断によるスプレイ機能の喪失を仮定した場合であっても，格納容器の最高使用圧力及び最高使用温度を超えないことを確認した。

第 2-15 表
項

評価結果の比較（原子炉冷却材喪失）目ドライウェル最高温度（℃）
ドライウェル最高圧力（kPa[gage]）
サプレッション・チェンバ
プール水最高水温（℃）
サプレッション・チェンバ
最高圧力（kPa[gage]）

影響評価

ベースケース

判断基準

約 139

約 139

171

約 250

約 250

310

約 90

約 88

104

約 200

約 200

310

12 条-43

ドラ イウ ェ ル温度 及びサプレッシ ョン・ チェンバ のプ ール水温度

ドライウェル
ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾁｪﾝﾊﾞ
ドライウェル（ベースケース）
ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾁｪﾝﾊﾞ（ベースケース）

約 139℃

格納容器スプレイ冷却系起動（15 分後）

約 90℃

約 88℃

（℃）

第 2-8 図評価結果（格納容器温度）

格納 容器 圧 力

ドライウェル
ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾁｪﾝﾊﾞ
ドライウェル（ベースケース）
ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾁｪﾝﾊﾞ（ベースケース）

約 250kPa[gage]

約 200kPa[gage]

格納容器スプレイ冷却系起動（15 分後）第 2-9 図評価結果（格納容器圧力）12 条-44(3)機能の代替性
静的機器であるスプレイヘッダの故障を考慮した場合には，本来，動的機器の故障を考慮する必要がなく，残留熱除去系 2 系統の作動に期待できる。
格納容器の冷却機能における代替性を確認する観点から，単一故障としてスプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）の全周破断を想定し，残留熱除去系 2 系統の作動に期待する解析を実施した。
評価条件及び評価結果を添付 6 に示す。
当該評価結果より，スプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）に単一故障が発生し，機能喪失したとしても，残留熱除去系 2 系統にてドラ
イウェルスプレイを行うか，又は 1 系統をドライウェルスプレイ，もう 1系統をサプレッション・プール冷却モードで運転することで，格納容器の冷却機能を代替できることを確認した。また，単一故障としての想定は，既設置許可で実施している動的機器の単一故障を想定する評価の方が，静的機器の単一故障を想定する評価に比べて保守的であることを確認した。

(4)

総合評価
格納容器スプレイ冷却系の単一設計箇所について，当該設備に要求される格納容器の冷却機能が喪失する単一故障として，想定される最も過酷な条件となる全周破断を仮定した。結果として，単一設計箇所の機能喪失を仮定しても格納容器の最高使用圧力及び最高使用温度を超えることはなく，残留熱除去系 2 系統にてドライウェルスプレイを行うか，又は 1 系統をドライウェルスプレイ，もう 1 系統をサプレッション・プール冷却モードで運転することで格納容器の冷却機能を代替できることを確認した。また，動的機器の単一故障を想定する既設置許可の保守性を確認した。
12 条-45

2.5

中央制御室換気系の基準適合性

(1)

設備概要
中央制御室換気系は，事故時に外気取入口を遮断し，フィルタユニット
を通る閉回路循環方式で運転することで放射性物質を除去し，運転員の被ばくを低減する。
本系統の機器は耐震Ｓクラスで設計している。
中央制御室換気系は，第2-10図に示すとおり，ダクトの一部が単一設計となっているが，その他の機器は動的機器を含め多重化されている。
当該ダクトの仕様を第2-16表に示す。
MO

MO

MO

MO

MO

MO

排風用ファン

RE
FO

(A)

(A)

冷却コイル

バグフィルタヘパフィルタチャコールフィルタ

ヘパフィルタバグフィルタ

(B)

(B)

AO

FO

循環運転ライン単一設計箇所第 2-10 図

中央制御室換気系系統概要図

12 条-46

中央制御室

ヘパフィルタチャコールフィルタ

ヘパフィルタバグフィルタ

FO
AO

冷却コイル

フィルタユニット
FO

AO

バグフィルタ

AO

空気調和機

第 2-16 表
運転圧力（kPa[gage]）

機器

ダクト仕様
運転温度

厚さ（mm）

材料 ※0.6～1.2 等

亜鉛鉄板

（℃）
ダクト

0.98 以下

10～40

※塗装なし
(2)

対象機器の影響評価
ａ．故障の可能性(a)

想定される故障に対する設計上の考慮
中央制御室換気系のダクトの信頼性について，想定される故障に対する設計上の考慮を第 2-17 表に示す。この結果，中央制御室換気系のダクトは十分な信頼性を有している。

第 2-17 表
機器想定される故障に対する設計上の考慮

想定される

設計上の考慮

故障

建屋内に設置したダクトは溶融亜鉛めっきが施され腐食ており，建屋内の環境下において腐食の発生を抑制する設計としている。
中央制御室換気系ダクトは，吸込部が中央制御室床

ダクト
面より離れた位置に配置しており，大きな異物が系閉塞

統に流入することはなく，ダクト口径も大きいこと
から閉塞が発生することはない。（当該ダクトの最小口径は 460 ㎜×460 ㎜である）

12 条-47

(b)

保守管理
ダクトは第 2-18 表に示す内容で，外観点検を定期的に行っており，有意な腐食は発生していないことを確認している。
また，第 2-19 表に示す内容で，保安規定に基づく定期試験により，系
統の健全性を確認している。
これにより，当該設備の健全性を確保することが可能である。
第 2-18 表

配管点検内容

想定される
機器

点検内容

経年劣化事
象
外観点検

ダクト

腐食

各部に有意な腐食・破損がないことを目視にて確認する。

第 2-19 表

定期試験内容定期試験

試験内容
中央制御室換気系（非常用循環系）を手

中央制御室非常用循環系
動で起動させ，各部に異常のないことを手動起動試験
確認する。

(c)

過去の故障実績
中央制御室換気系ダクトについて，過去の故障実績を工事報告書や不適合管理票により確認した結果，東海第二発電所においては機能性能に影響を与えるような故障は確認されていない。
しかし，自社のプラントにおいては中央制御室換気空調ダクトの腐

12 条-48

食孔や屋外ダクトの腐食による故障が発生している。また，原子力施設情報公開ライブラリー（ニューシア）等 ※ において共有されている
過去の故障事例も確認している。
この水平展開として，東海第二発電所では中央制御室換気系のダク
トの外観点検（1 回／年）により腐食等の有無を確認し，必要に応じて補修等を実施することとしている。また，外気取入口近傍のダクトについては，定期的に隔離弁を取り外し，開口部からダクト内面の腐食等の有無を目視にて点検することとしている。
以上から東海第二発電所では継続的に保守管理を改善しており，当該設備の機能性能に影響を与える故障が発生する可能性は低いと評価する。
※

ＢＷＲ事業者協議会（ＪＢＯＧ），一般社団法人原子力安全推進協会
及び電気事業者連合会

ｂ．故障の仮定
中央制御室換気系ダクトの一部について，影響評価を実施する上で仮定する単一設計箇所の故障を検討した。上述のとおり，当該ダクトについては健全性を確保しており，軽微な腐食程度しか考えられず，運転条
件，環境条件等から最も過酷な条件を想定したとしても，全周破断の発生は考えられない。
しかしながら，系統機能を喪失させる故障を仮定する観点から，全周破断を仮定する。
なお，中央制御室換気系ダクトは，吸込部が中央制御室床面より離れた位置に配置しており，大きな異物が系統に流入することはなく，ダク
ト口径も大きいことから閉塞が発生することはない。

12 条-49

ｃ．仮定した故障による影響評価
中央制御室換気系は，事故時に発生する雰囲気ガスに含まれる放射性物質をフィルタにて除去することにより，運転員の被ばくを低減するものである。このため，静的機器の故障を仮定した場合の影響評価として，運転員の被ばく評価を行う。
運転員の被ばく評価手法は，「原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）」（平成 21･07･27 原院第 1 号）
（以下「内規」という。）に従い実施することとし，前提とする事故については，内規に示される，主蒸気管破断（仮想事故）及び原子炉冷却材喪失（仮想事故）を評価対象とする。

(a)

故障箇所の想定
中央制御室換気系ダクトの単一設計箇所については，故障による影響を検討する上で，以下のように区分される。第 2-11 図に故障想定箇所の概要を示す。
区分①

中央制御室からの戻りダクト

区分②

フィルタユニットの吸込みダクト

区分③

フィルタユニット－空気調和機の連絡ダクト

区分④

中央制御室への給気ダクト

12 条-50

MO

MO

MO

MO

MO

MO

排風用ファン

区分①

区分②
区分④
RE
FO

(A)

(A)

冷却コイル

バグフィルタヘパフィルタチャコールフィルタ

ヘパフィルタバグフィルタ(B)

中央制御室

ヘパフィルタチャコールフィルタ

ヘパフィルタバグフィルタ

FO
AO

区分③

冷却コイル

フィルタユニット
FO

AO

バグフィルタ

AO

空気調和機

(B)

AO

FO

故障箇所
（全周破断）

循環運転ライン単一設計箇所第 2-11 図

故障想定箇所概要図

・区分① ： ダクトの全周破断箇所から，空気調和機の容量（42,500
m３ ／h）に相当する外気が流入するが，フィルタユニットの排風機の容量（5,100 m ３ ／h）に相当する空気がフィルタ処理され，系統に戻されるため，区分③と比べて，運転員の被ばく評
価への影響は小さい。
・区分② ： ダクトの全周破断を想定しても，破断口から流入した外気はフィルタユニットを通過し，処理された空気が中央制御室に送風されることから，運転員の被ばく評価への影響は小さい。
・区分③ ： ダクトの全周破断箇所から，フィルタユニットで処理した空気の全量（5,100 m ３ ／h）が系統外に流出し，フィルタを通過しない外気のみが中央制御室に送風されることになるため，運転員の被ばく評価への影響が大きくなる。
・区分④ ： 空気調和機の容量（42,500 m ３ ／h）に相当する空気が中央制御室から引かれるため，それと同量の外気がダクトの全周
12 条-51

破断箇所より中央制御室に流入することとなる。そのため，区分③とほぼ同様な条件となる。

以上より，評価上最も厳しくなる区分③を，保守的に故障想定箇所とする。

なお，二重化された部分であっても，単一設計部分に接続され隔離がなされない部分については，全周破断が発生した場合には両系統に影響を及ぼすが，単一設計箇所の評価に包絡されることを確認している。第 2-12 図に該当部を示す。
空気調和機は，構造及び運転条件等から瞬時に全周破断することはないため，全周破断の想定は不要である。
MOMO

排風用ファン
区分①-2

MO

MO

MO

MO

区分②-1

（区分①）

（区分②）

RE

区分④-2

空気調和機

FO

(A)

ヘパフィルタチャコールフィルタ

ヘパフィルタバグフィルタ

(B)
（区分③）

冷却コイル

バグフィルタ

区分③-1

FO

区分④-1

区分③-2

区分②-2
AO

(A)

(B)

AO

FO

（区分④）

単一設計箇所
単一設計箇所との接続ダクト

第2-12図中央制御室換気系

12 条-52

故障想定箇所

中央制御室

ヘパフィルタチャコールフィルタ

ヘパフィルタバグフィルタ

FO

冷却コイル

区分①-3

フィルタユニット
AO

バグフィルタAO

区分①-1

・区分①-1 ：外気が流入するが，区分①に比べ少ない。
・区分①-2 ：外気が流入するが，区分①に比べ少ない。
・区分①-3 ：ダクト内の全量放出を想定した区分①に包絡される。
・区分②-1 ：流入した外気は全量フィルタ処理される。
・区分②-2 ：流入した外気は全量フィルタ処理される。
・区分③-1 ：ダクト内の全量放出を想定した区分③に包絡される。
・区分③-2 ：ダクト内の全量放出を想定した区分③に包絡される。
・区分④-1 ：ダクト内の全量放出を想定した区分④に包絡される。
・区分④-2 ：外気が流入するが，区分④に比べ少ない。

(b)

故障の発生時期
故障が発生する時期は，設置許可基準規則の解釈第 12 条の第 5 項に基づき，事故発生から 24 時間後とする。

(c)

評価条件
内規に基づく中央制御室換気系の評価と，追加で単一設計箇所の静的機器の故障を考慮した影響評価の評価条件の比較を第 2-20 表に示す。なお，評価に当たっては，保守的に中央制御室換気系ダクトの破断箇所の修復は行わないものとし，ダクト破断後は外気が中央制御室
内に流入し続けるものする。

12 条-53

第 2-20 表
項目

評価条件の比較影響評価

中央制御室換気系

内規に基づく評価※

事故発生 15 分後 ※ ～30 日：

事故発生より15分後 ～24時間の機能

非常用循環流量：5,100m３ ／h

再循環流量:5,100m３ ／h

0m３ ／h

外気取込量:3,400m３ ／h

外気取込量

：

インリーク

：1回／h

（間欠：27 時間循環運転後 3 時
間外気取込）

24時間～30日

インリーク:1回／h

非常用循環流量：

3

0m ／h

外気取込量

：45,900m3／h

インリーク

：1回／h

※：事故発生後に手動操作にて非常用循環系ファンを起動させるが，時間余裕を考慮して事故発生より15分後に起動させるものとする。

(d)

評価結果
主蒸気管破断（仮想事故）を前提とした事故発生後 30 日間について，中央制御室換気系ダクトの単一設計箇所の故障を考慮した運転員の線量評価の結果は約 2.7mSv であり，判断基準（実効線量 100mSv 以下）を満足することを確認した。評価結果を第 2-21 表に示す。なお，
原子炉冷却材喪失（仮想事故）については約 2.1mSv となった。
第 2-21 表 評価結果
（単位：mSv）
項目

室内滞在時

入退域時

影響評価

内規に基づく評価

建物内放射性物質からの直接線
及びスカイシャイン線による被ばく

約 1.3×10－４

約 1.3×10－４大気中放射性物質による被ばく

約 9.2×10－３

約 9.2×10－３

約 2.6×10０

約 1.5×10０

約 2.1×10－３

約 2.1×10－３

約 9.4×10－２

約 9.4×10－２

約 2.7×10０

約 1.6×10０

室内に取り込まれる放射性物質による被ばく
建物内放射性物質からの直接線
及びスカイシャイン線による被ばく
大気中放射性物質による被ばく
合計

12 条-54(3)故障箇所の修復
ａ．検知性
中央制御室換気系ダクト（単一設計箇所及び二重化された部分）に全周破断が発生した場合は，中央制御室での確認（中央制御室エリア放射線モニタの指示値上昇，通風口からの破断音）及び現場確認（視覚，聴覚，触覚）により，全周破断箇所の特定は可能である。なお，故障の位
置や大きさによっては中央制御室での検知は困難であるが，巡視点検に
より異常の有無を現場で検知することができる。
また，現場確認の範囲は限定（約11m×約61m）されており，確認に長時間を要しない。全周破断発生直後における当該区域の雰囲気線量率はフィルタに2mまで接近した厳しい条件で評価しても約5.2×10 －２ mSv／h
であるため現場確認は十分可能である。
ｂ．修復性
ダクトの修復作業は，破断箇所を特定した後，あらかじめ用意した修復用資機材を用いて，以下の手順で行う。修復作業の一例を第2-13図に示す。
なお，現場確認により，単一設計箇所と二重化された箇所でダクトの形状（直管，エルボ管，分岐管，床貫通部）に違いはないことを確認しており，修復方法も様々なダクト形状に対応できる工法であることから，いずれの箇所で故障が発生した場合でも修復可能である。
① 準備作業（修復用資機材運搬等）
・修復用資機材は発電所構内に保管する。
・修復用資機材は使用環境（耐圧性，耐熱性）を考慮した仕様のものを準備する。
12 条-55

② 修復箇所の作業性を確保する（高所の場合は足場を設置する）。
③ 破断面のバリ等の凹凸を除去する。
④ ダクト破断箇所に，修復用資機材（ゴムシート，当て板等）を取
り付ける。

バンド
ゴムシート＋金属金網

破断面

第2-13図ダクトの修復イメージ

修復は破断箇所を特定した後に行うため，足場設置箇所が限定できることから，足場の組立作業を含めても2日間程度で修復可能である。
なお，当該作業を実施するに当たり，必要な隔離作業はファンの電源“切”及びスイッチの停止操作のみであり，手動による弁の閉止操作は必要ない。
また，修復作業については協力会社を含めた作業員の召集体制，資機材の準備，作業手順，訓練の実施等の必要事項を今後社内規程として整備する。

ｃ．修復作業での被ばく評価
中央制御室換気系ダクトの修復を行う際の前提を条件が厳しくなる主蒸気管破断（仮想事故）として，以下の条件で被ばく評価を行った。
12 条-56

・ 事故発生から24時間後の線量率を用いる。
・ 1人当たりの作業時間を12時間とする。
・ 作業場所は単一設計箇所でフィルタに最も接近するフィルタから2mの位置とする。
・ 保守的にマスク等の防護装備の効果は見込まない。
評価の結果，作業員の被ばく線量は約 6.2×10－１ mSv となり，災害発
生時の復旧作業であることから緊急作業時の線量限度（100mSv）と比較
すると，それを下回っていることを確認した。評価結果を第 2-22 表に示す。

第 2-22 表

ダクト修復作業の被ばく評価

作業内容

線量率（mSv／h）

実効線量（mSv）

ダクト修復（全周破断）

約5.2×10 －２

約6.2×10－１

ｄ．修復後について
中央制御室換気系の静的機器の単一故障箇所についてゴムシート，当て板等で修復することとしているが，これらは早期に安全機能を回復し，故障の影響を低減させることを目的とした応急処置である。したがって，
事故収束後は故障箇所に対して技術基準に適合する取替・修理を行う。

(4)

総合評価
中央制御室換気系ダクトのうち単一設計の箇所について，当該設備に要求される原子炉制御室非常用換気空調機能が喪失する想定として，最も過酷な条件になると想定されるダクトの全周破断を仮定した。
これまでの評価により，運転員の被ばくによる実効線量の評価値，及び修復作業に従事する作業員の被ばくによる実効線量の評価値はいずれも判12 条-57

断基準を満足することから，単一設計箇所の静的機器の故障が安全上支障のない期間に確実に除去又は修復できることを確認した。
以上から，基準に適合している。

12 条-58

重要度の特に高い安全機能を有する系統

抽出表

重要度分類指針
分類

定義

東海第二発電所

機能構築物，系統又は機器
原子炉圧力容器原子炉再循環ポンプ
配管，弁1)原子炉冷却材圧力バウンダリ機能12 条-添付 1-1ＰＳ－１1)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

2)過剰反応度の印加防止機能

制御棒カップリング

3)炉心形状の維持機
能

炉心支持構造物（炉心シュラウド，シュラウドサ
ポート，上部格子板，炉心支持板，制御棒案内管），燃料集合体（ただし，燃料を除く。
）

1)原子炉の緊急停止
機能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））制御棒駆動機構ハウジング
中性子束計装管ハウジング
制御棒カップリング
制御棒駆動機構カップリング
炉心シュラウドシュラウドサポート
上部格子板
炉心支持板
燃料支持金具
制御棒案内管制御棒駆動機構ハウジング
燃料集合体（上部タイプレート）
燃料集合体（下部タイプレート）
燃料集合体（スペーサ）
燃料集合体
チャンネルボックス
制御棒
制御棒案内管制御棒駆動機構
水圧制御ユニット（スクラム
原子炉停止系の制御 パイロット弁，スクラム弁，
棒による系
アキュムレータ，窒素容器，
配管，弁）

（対象外）
【No.22】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

（対象外）

【No.1】原子炉の緊急
停止機能

添付 1

ＭＳ－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

原子炉冷却材圧力バウ
ンダリを構成する機器・配管系（計装等の小口径 隔離弁配管・機器は除く。
）

重要度が特に高い安
全機能(設置許可基準
規則の解釈第 12 条)

重要度分類指針
分類12 条-添付 1-2

ＭＳ－１

定義

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

東海第二発電所

機能構築物，系統又は機器

2)未臨界維持機能

原子炉停止系（制御棒による系，ほう酸水注入系）

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
原子炉停止系の制御 制御棒駆動機構
棒による系
制御棒駆動機構ハウジング
ほう酸水注入系（ほう酸水注入ポンプ，注入弁，タンク出口弁，ほう酸水貯蔵タンク，ポンプ吸込配管及び弁，注入配管及び弁）

3)原子炉冷却材圧力バウンダリの過圧防止機能

逃がし安全弁（安全弁としての開機能）

逃がし安全弁（安全弁開機能）

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
炉心スプレイ系，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））

残留熱除去系（ポンプ，熱交換器，原子炉停止時冷却モードのルートとなる配管及び弁）残留熱除去系
熱交換器バイパス配管及び弁
原子炉隔離時冷却系（ポンプ，サプレッション・プー
ル，タービン，サプレッション・プールから注水先までの配管，弁）タービンへの蒸気供給配管，
弁
ポンプミニマムフローライン
配管，弁
原子炉隔離時冷却系
サプレッション・プールスト
レーナ
潤滑油冷却器及びその冷却器までの冷却水供給配管
高圧炉心スプレイ系（ポンプ，サプレッション・プー
ル，サプレッション・プールからスプレイ先までの配管，弁，スプレイヘッダ）

4)原子炉停止後の除熱機能

重要度が特に高い安
全機能(設置許可基準
規則の解釈第 12 条)【No.2】未臨界維持機能【No.3】原子炉冷却材
圧力バウンダリの過圧防止機能【No.4】原子炉停止後における除熱のための崩壊熱除去機能【No.4】原子炉停止後における除熱のための崩壊熱除去機能【No.5】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重要度分類指針
分類

定義

東海第二発電所

機能構築物，系統又は機器
ポンプミニマムフローライン
配管，弁
高圧炉心スプレイ系

サプレッション・プールスト
レーナ

逃がし安全弁（手動逃がし機能）

12 条-添付 1-3ＭＳ－１1)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

4)原子炉停止後の除熱機能

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
炉心スプレイ系，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））

逃がし安全弁（手動
逃がし機能）

原子炉圧力容器から逃がし安全弁までの主蒸気配管

駆動用窒素源（アキュムレー
タ，アキュムレータから逃がし安全弁までの配管，弁）自動減圧系（手動逃がし機能）

原子炉圧力容器から逃がし安全弁までの主蒸気配管
自動減圧系（手動逃がし機能）
駆動用窒素源（アキュムレー
タ，アキュムレータから逃がし安全弁までの配管，弁）重要度が特に高い安
全機能(設置許可基準
規則の解釈第 12 条)【No.4】原子炉停止後における除熱のための崩壊熱除去機能【No.5】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【No.4】原子炉停止後における除熱のための崩壊熱除去機能【No.6】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圧力逃がし機能【No.21】圧縮空気供給機能【No.4】原子炉停止後における除熱のための崩壊熱除去機能【No.6】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圧力逃がし機能【No.21】圧縮空気供給機能

重要度分類指針
分類

ＭＳ－１

定義

12 条-添付 1-41)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

東海第二発電所

機能5)炉心冷却機能

構築物，系統又は機器

非常用炉心冷却系（低圧
炉心スプレイ系，低圧注
水系，高圧炉心スプレイ
系，自動減圧系）

低圧炉心スプレイ系（ポンプ，サプレッション・プー
ル，サプレッション・プールからスプレイ先までの配管，弁，スプレイヘッダ）
ポンプミニマムフローライン
配管，弁
低圧炉心スプレイ系
サプレッション・プールスト
レーナ
残留熱除去系（低圧注水モード）（ポンプ，サプレッ
ション・プール，サプレッション・プールから注水先までの配管，弁（熱交換器バイパスライン含む），注
水ヘッダ）
ポンプミニマムフローライン
配管，弁残留熱除去系
サプレッション・プールスト
レーナ
高圧炉心スプレイ系（ポンプ，サプレッション・プー
ル，サプレッション・プールからスプレイ先までの配管，弁，スプレイヘッダ）
ポンプミニマムフローライン
配管，弁
高圧炉心スプレイ系
サプレッション・プールスト
レーナ

重要度が特に高い安
全機能(設置許可基準
規則の解釈第 12 条)【No.7】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【No.8】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低圧時における
注水機能

重要度分類指針
分類

定義

東海第二発電所

機能構築物，系統又は機器
自動減圧系（逃がし安全弁）

5)炉心冷却機能

12 条-添付 1-5

ＭＳ－１

非常用炉心冷却系（低圧
炉心スプレイ系，低圧注
水系，高圧炉心スプレイ
系，自動減圧系）

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

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，非常用再循環ガス処理系，可燃性ガ
ス濃度制御系

自動減圧系（逃がし安全弁）

原子炉圧力容器から逃がし安全弁までの主蒸気配管

重要度が特に高い安
全機能(設置許可基準
規則の解釈第 12 条)【No.7】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【No.9】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減圧系を作動させる機能

駆動用窒素源（アキュムレー【No.21】圧縮空気供タ，アキュムレータから逃が給機能
し安全弁までの配管，弁）格納容器（格納容器本体，貫通部，所員用エアロック，
機器搬入ハッチ）
ダイヤフラムフロア
ベント管
（対象外）
スプレイ管
格納容器
ベント管付き真空破壊弁
逃がし安全弁排気管のクエン
チャ
原子炉建屋（原子炉建屋原子炉棟）
原子炉建屋常用換気空調系隔
原子炉建屋
（対象外）
離弁
【No.23】原子炉格納容器バウンダリを構
格納容器隔離弁及び格納容器バウンダリ配管
成する配管の隔離機
能
主蒸気隔離弁駆動用空気又は原子炉格納容器隔離
窒素源（アキュムレータ，ア 【No.21】圧縮空気供弁及び格納容器バウ
キュムレータから主蒸気隔離 給機能
ンダリ配管
弁までの配管，弁）重要度分類指針
分類

定義12 条-添付 1-61)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

東海第二発電所

機能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
能構築物，系統又は機器

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，非常用再循環ガス処理系，可燃性ガ
ス濃度制御系

ＭＳ－１2)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

安全保護系

主蒸気流量制限器
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）（ポンプ，熱交換器，サプレッション・プール，サプレッション・プールからスプレイ先（ドライウェル及びサプ
レッション・プール気相部）までの配管，弁，スプレ
イヘッダ（ドライウェル及びサプレッション・プー
ル））
ポンプミニマムフローラインの配管，弁残留熱除去系
サプレッション・プールスト
レーナ
原子炉建屋ガス処理系（乾燥装置，排風機，フィルタ装置，原子炉建屋原子炉棟吸込口から排気筒頂部までの配管，弁）原子炉建屋ガス処理
系

乾燥装置（乾燥機能部分）

重要度が特に高い安
全機能(設置許可基準
規則の解釈第 12 条)（対象外）【No.11】格納容器の冷却機能【No.10】格納容器又は放射性物質が格納
容器から漏れ出た場
所の雰囲気中の放射性物質の濃度低減機
能

可燃性ガス濃度制御系（再結合装置，格納容器から再結合装置までの配管，弁，再結合装置から格納容器ま 【No.12】格納容器内での配管，弁）の可燃性ガス濃度制
可燃性ガス濃度制御 残留熱除去系（再結合装置へ 御機能系の冷却水供給を司る部分）
排気筒（非常用ガス処理系排気筒の支持機能）（対象外）
遮蔽設備（原子炉遮蔽壁，一次遮蔽壁，二次遮蔽壁）【No.24】原子炉停止
系に対する作動信号
原子炉緊急停止の安全保護回路（常用系として作動させるものを除く）の発生機能【No.25】工学的安全・非常用炉心冷却系作動の安全保護回路
施設に分類される機・原子炉格納容器隔離の安全保護回路器若しくは系統に対・原子炉建屋ガス処理系作動の安全保護回路
する作動信号の発生・主蒸気隔離の安全保護回路
機能重要度分類指針
分類12 条-添付 1-7

ＭＳ－１

定義

2)安全上必須なその他の構
築物，系統及び機器

東海第二発電所機能2)安全上特に重要な
関連機能

構築物，系統又は機器

非常用所内電源系，制御室及びその遮蔽・非常用
換気空調系，非常用補機
冷却水系，直流電源系（いずれも，ＭＳ－１関連のもの）

非常用所内電源系（ディーゼル機関，発電機，発電機
から非常用負荷までの配電設備及び電路）
燃料系
始動用空気系（機関～空気だめ）
非常用所内電源系
吸気系
冷却水系
中央制御室及び中央制御室遮蔽
中央制御室換気空調系（放射線防護機能及び有毒ガ
ス防護機能）（非常用再循環送風機，非常用再循環フ
ィルタ装置，空調ユニット，送風機，排風機，ダクト
及びダンパ）【No.13】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【No.15】非常用の交
流電源機能
（対象外）
【No.20】原子炉制御室非常用換気空調機
能

残留熱除去系海水系（ポンプ，熱交換器，配管，弁，※ストレーナ（ＭＳ－１関連））【No.18】補機冷却機
能ディーゼル発電機海水系（ポンプ，配管，弁，ストレ 【No.19】冷却用海水
供給機能
ーナ）

直流電源系（蓄電池，蓄電池から非常用負荷までの配電設備及び電路（ＭＳ－１関連））計装制御電源系（ＭＳ－１関連）※直接海水冷却のため，海水系が補機冷却の機能を有する。

重要度が特に高い安
全機能(設置許可基準
規則の解釈第 12 条)【No.14】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【No.16】非常用の直流電源機能【No.17】非常用の計測制御用電源機能

重要度分類指針
分類

ＰＳ－２

定義

12 条-添付 1-81)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

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

東海第二発電所

機能1) 原子炉冷却材を内蔵する機能（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。
）

構築物，系統又は機器

重要度が特に高い安
全機能(設置許可基準
規則の解釈第 12 条)

原子炉冷却材浄化系（原子炉冷却材圧力バウンダリ
から外れる部分）
主蒸気系，原子炉冷却材
主蒸気系
浄化系（いずれも，格納容器隔離弁の外側のみ）
原子炉隔離時冷却系タービン蒸気供給ライン（原子炉冷却材圧力バウンダリから外れる部分であって外側隔離弁下流からタービン止め弁まで）
放射性気体廃棄物処理系（活性炭式希ガスホールドアップ装置）
使用済燃料プール（使用済燃料貯蔵ラックを含む）
新燃料貯蔵庫（臨界を防止する機能）（新燃料貯蔵ラック）
使用済燃料乾式貯蔵容器
燃料交換機
原子炉建屋クレーン
使用済燃料乾式貯蔵建屋天井クレーン
燃料取扱設備原子炉ウェル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（使用済燃料貯蔵ラックを含む。
）

3)燃料を安全に取り扱う機能

燃料取扱設備1)安全弁及び逃がし
弁の吹き止まり機能

逃がし安全弁（吹き止ま逃がし安全弁（吹き止まり機能に関連する部分）
り機能に関連する部分）（対象外）

重要度分類指針
分類

定義

機能

1)燃料プール水の補給機能
1)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

12 条-添付 1-9ＭＳ－２2)異常状態への対応上特に重要な構築物，系統及び機器

東海第二発電所
構築物，系統又は機器

非常用補給水系

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）
2)放射性物質放出の防止機能

1)事故時のプラント状態の把握機能

重要度が特に高い安
全機能(設置許可基準
規則の解釈第 12 条)

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）
ポンプミニマムフローラインの配管，弁残留熱除去系
サプレッション・プールスト
レーナ
放射性気体廃棄物処理系（オフガス系）隔離弁
（対象外）

排気筒
燃料プール冷却浄化系の燃料プール入口逆止弁
原子炉建屋原子炉棟

燃料集合体落下事故時
放射能放出を低減する
系

事故時監視計器の一部

原子炉建屋

原子炉建屋常用換気空調系隔離弁

原子炉建屋ガス処理系
原子炉建屋ガス処理 乾燥装置
系
排気筒
・中性子束（起動領域計装）
・原子炉スクラム用電磁接触器の状態
・制御棒位置・原子炉水位（広帯域，燃料域）
・原子炉圧力・原子炉格納容器圧力・サプレッション・プール水温度・原子炉格納容器エリア放射線量率（高レンジ）【No.26】事故時の原子炉の停止状態の把握機能【No.27】事故時の炉心冷却状態の把握機
能【No.28】事故時の放射能閉じ込め状態の把握機能

重要度分類指針
分類

定義

機能

1)事故時のプラント状態の把握機能ＭＳ－２

構築物，系統又は機器

事故時監視計器の一部

2)異常状態への対応上特に重要な構築物，系統及び機器

12 条-添付 1-102)異常状態の緩和機
能3)制御室外からの安
全停止機能

ＰＳ－３

東海第二発電所

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以外の構築物，系
統及び機器

ＢＷＲには対象機能なし制御室外原子炉停止装置（安全停止に関連する
もの）

1)原子炉冷却材保持機能（ＰＳ－１，ＰＳ－２以外のもの）

計装配管，試料採取管

2)原子炉冷却材の循
環機能

原子炉再循環系

3)放射性物質の貯蔵機能

サプレッションプール
水排水系，復水貯蔵タン
ク，放射性廃棄物処理施設（放射性インベントリの小さいもの）［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［サプレッション・プール冷却］・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

重要度が特に高い安
全機能(設置許可基準
規則の解釈第 12 条)【No.29】事故時のプラント操作のための情報の把握機能（対象外）
制御室外原子炉停止装置（安全停止に関連するもの）の操作回路
計装配管，弁
試料採取管，弁ドレン配管，弁ベント配管，弁
原子炉再循環ポンプ，配管，弁，ライザー管（炉内），
ジェットポンプ
復水貯蔵タンク
液体廃棄物処理系（低電導度廃液収集槽，高電導度廃液収集槽）
固体廃棄物処理系（ＣＵＷ粉末樹脂沈降分離槽，使用済樹脂槽，濃縮廃液タンク，固体廃棄物貯蔵庫（ドラ
ム缶）
）

（対象外）

重要度分類指針
分類

定義

機能

3)放射性物質の貯蔵機能

12 条-添付 1-11ＰＳ－３1)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

東海第二発電所4)電源供給機能（非常用を除く。
）

重要度が特に高い安
全機能(設置許可基準
規則の解釈第 12 条)

構築物，系統又は機器
サプレッション・プール
水排水系，復水貯蔵タン
ク，放射性廃棄物処理施設（放射性インベントリの小さいもの）

新燃料貯蔵庫新燃料貯蔵ラック給水加熱器保管庫

セメント混練固化装置及び雑固体減容処理設備（液体及び固体の放射性廃棄物処理系）
発電機及びその励磁装置（発電機，励磁機）
固定子冷却装置
発電機水素ガス冷却装置
発電機及び励磁装置
軸密封油装置
励磁電源系
蒸気タービン（主タービン，主要弁，配管）
主蒸気系（主蒸気／駆動源）
蒸気タービン
タービン制御系
タービン潤滑油系
復水系（復水器を含む）（復水器，復水ポンプ，配管
タービン，発電機及びそ ／弁）の励磁装置，復水系（復復水器空気抽出系（蒸気式
復水系（復水器含む）
水器を含む。
），給水系，
空気抽出系，配管／弁）
循環水系，送電線，変圧 給水系（電動駆動給水ポンプ，タービン駆動給水ポン
器，開閉所
プ，給水加熱器，配管／弁）
給水系
駆動用蒸気
循環水系（循環水ポンプ，配管／弁）
取水設備（屋外トレンチを
循環水系含む）
常用所内電源系（発電機又は外部電源系から所内負荷までの配電設備及び電路（ＭＳ－１関連以外））
直流電源系（蓄電池，蓄電池から常用負荷までの配電設備及び電路（ＭＳ－１関連以外））
計測制御電源系（電源装置から常用計測制御装置までの配電設備及び電路（ＭＳ－１関連以外）
）

（対象外）

重要度分類指針
分類

定義

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。
）

12 条-添付 1-12

ＰＳ－３

東海第二発電所
構築物，系統又は機器
タービン，発電機及びその励磁装置，復水系（復水器を含む。
），給水系，
循環水系，送電線，変圧器，開閉所
原子炉制御系（制御棒価値ミニマイザを含む。
），
原子炉核計装，原子炉プ
ラントプロセス計装

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以外の構築物，系
統及び機器
6)プラント運転補助機能

所内ボイラ，計装用圧縮
空気系

重要度が特に高い安
全機能(設置許可基準
規則の解釈第 12 条)

送電線
変圧器（所内変圧器，起動変圧器，予備変圧器，電路）
油劣化防止装置
変圧器
冷却装置
開閉所（母線，遮断機，断路器，電路）・原子炉制御系（制御棒価値ミニマイザを含む）
・原子炉核計装・原子炉プラントプロセス計装
補助ボイラ設備（補助ボイラ，給水タンク，給水ポン
プ，配管／弁）補助ボイラ設備
電気設備（変圧器）
所内蒸気系及び戻り系（ポンプ，配管／弁）計装用圧縮空気設備（空気圧縮機，中間冷却器，配管，
弁）
後部冷却器
計装用圧縮空気設備
気水分離器
空気貯槽
原子炉補機冷却水系（原子炉補機冷却ポンプ，熱交換器，配管／弁）タービン補機冷却水系（タービン補機冷却ポンプ，熱交換器，配管／弁）
タービン補機冷却水
サージタンク系
タービン補機冷却海水系（補機冷却海水ポンプ，配管／弁，ストレーナ）
復水補給水系（復水移送ポンプ，配管／弁）
復水補給水系
復水貯蔵タンク（対象外）

重要度分類指針
分類ＰＳ－３

12 条-添付 1-13

ＭＳ－３

定義

2)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

東海第二発電所

機能構築物，系統又は機器

1)核分裂生成物の原
子炉冷却材中への放
散防止機能

燃料被覆管

2)原子炉冷却材の浄化機能

原子炉冷却材浄化系，復水浄化系

1)原子炉圧力の上昇の緩和機能

逃がし安全弁（逃がし弁機能），タービンバイパス弁1)運転時の異常な過渡変化があっても，ＭＳ－１，ＭＳ－２とあいまって，事象を緩和する構築物，系統及び機器

2)出力上昇の抑制機
能3)原子炉冷却材の補
給機能

燃料被覆管
上／下部端栓
タイロッド
原子炉冷却材浄化系（再生熱交換器，非再生熱交換器，ＣＵＷポンプ，ろ過脱塩装置，配管，弁）復水浄化系（復水ろ過装置，復水脱塩装置，配管，弁）逃がし安全弁（逃がし弁機能）
原子炉圧力容器から逃がし安全弁までの主蒸気配管
逃がし安全弁（逃がし 駆動用窒素源（アキュムレ
弁機能）ータ，アキュムレータから逃がし安全弁までの配管，
弁）
タービンバイパス弁
原子炉圧力容器からタービ
ンバイパス弁までの主蒸気配管
タービンバイパス弁
駆動用油圧源（アキュムレータ，アキュムレータから
タービンバイパス弁までの配管，弁）

原子炉冷却材再循環系（再循環ポンプトリッ
プ機能，制御棒引抜監視
装置）

・原子炉再循環制御系
・制御棒引き抜き阻止回路
・選択制御棒挿入回路

制御棒駆動水圧系，原子炉隔離時冷却系

制御棒駆動水圧系（ポンプ，復水貯蔵タンク，復水貯
蔵タンクから制御棒駆動機構までの配管，弁）ポンプサクションフィルタ
制御棒駆動水圧系
ポンプミニマムフローライ
ン配管，弁重要度が特に高い安
全機能(設置許可基準
規則の解釈第 12 条)

（対象外）

（対象外）

重要度分類指針
分類定義1)運転時の異常な過渡変化があっても，ＭＳ－１，ＭＳ－２とあいまって，事象を緩和する構築物，系統及び機器

東海第二発電所

機能3)原子炉冷却材の補給機能

構築物，系統又は機器

制御棒駆動水圧系，原子炉隔離時冷却系

12 条-添付 1-14ＭＳ－３2)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

原子力発電所緊急時対策所，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

原子炉隔離時冷却系（ポンプ，タービン，サプレッション・プール，サプレッション・プールから注水先までの配管，弁）タービンへの蒸気供給配管，弁ポンプミニマムフローライ
原子炉隔離時冷却系
ン配管，弁潤滑油冷却系及びその冷却器までの冷却水供給配管
緊急時対策所
情報収集設備
通信連絡設備緊急時対策所
資料及び器材
遮蔽設備
試料採取系（異常時に必要な下記の機能を有するもの。原子炉冷却材放射性物質濃度サンプリング分析，
原子炉格納容器雰囲気放射性物質濃度サンプリング
分析）
通信連絡設備（1 つの専用回路を含む複数の回路を有する通信連絡設備）

放射線監視設備

事故時監視計器の一部
消火系（水消火設備，泡消火設備，二酸化炭素消火設
備，等）
消火ポンプ
消火系
ろ過水タンク
火災検出装置（受信機含む）

重要度が特に高い安
全機能(設置許可基準
規則の解釈第 12 条)

（対象外）

（対象外）

主排気筒放射線モニ
タ計装のみ【No.29】事故時のプラント操作のための情報の把握機能（対象外）

重要度分類指針
分類

定義

東海第二発電所

機能

重要度が特に高い安
全機能(設置許可基準
規則の解釈第 12 条)

構築物，系統又は機器
防火扉，防火ダンパ，耐火壁，隔壁（消火設備の機能を維持担保するために必要な
もの）

ＭＳ－３

2)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

原子力発電所緊急時対策所，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

安全避難通路
安全避難通路非常用照明

安全避難用扉（対象外）

12 条-添付 1-15

【補足】間接関連系について

重要度の特に高い安全機能を有する系統抽出表においては，当該系の機能遂
行に直接必要のない構築物，系統及び機器であるため，間接関連系の記載を省略している。
間接関連系の確認にあたっては，当該系及び直接関連系と同様に，安全機能を有する電気・機械装置の重要度分類指針（JEAG4612-2010，社団法人日本電気協会）及び安全機能を有する計測制御装置の設計指針（JEAG4611-2009，社
団法人日本電気協会）を参考として抽出しているが，ここではその妥当性を示す。

(1)

間接関連系と整理した構築物，系統及び機器が重要度の特に高い安全機能を有する当該系の独立性を喪失させることがないかの確認［同一機能内での区分分離の確認］

間接関連系とは，当該系が安全機能を果たす上では必須ではないもの，
もしくは機能喪失時に当該系へ悪影響を与えるまでに時間余裕があり代替手段の構築等で対応が可能なもの，と整理している。具体的には，以下のような関連系が該当する。
①

当該系の安全機能要求以降に当該系の状態監視機能を有する関連系（例：監視系，記録計）②

当該系に課せられた設計条件を担保する上で必要であるが，その関連系の機能喪失の発生から当該系の機能喪失発生までには相当の時間余裕を有し，その間に補修又は代替手段が可能な関連系

12 条-添付 1-補足-1

（例：燃料プール冷却浄化系（使用済燃料プールの冷却機能を司る範囲）③

当該系の安全機能を果たした後の排気，排水等を処理する関連系（例：原子炉補機冷却海水系の排水ライン）④

当該系の性能向上や環境改善などに直接係わり，その機能喪失によっても当該系の安全機能が確保し得るものであって，さらなる性能確保のための関連系（例：原子炉隔離時冷却系タービン／ポンプ室空調機）⑤

当該系の安全機能要求以前の信頼性維持に直接係わる関連系（例：テストライン）⑥

当該系の安全機能要求以前の待機状態維持に直接係わる関連系（例：直流電源系充電器）

これら間接関連系のうち，重要度の特に高い安全機能を有する系統の間接関連系と整理した具体的な構築物，系統及び機器は以下のとおりである。

12 条-添付 1-補足-2

重要度の特に高い安全機能を有する系統

間接関連系（数字は前頁の①～⑥）
・ポンプテストライン配管・弁・タンク ⑤ ，・ほう酸水注入系

・電気ヒータ ⑥
・残留熱除去系

・封水ライン配管・弁 ⑥ ，（低圧注水モード，原子炉格納容器スプ・ポンプテストライン配管・弁 ⑤ ，・停止時冷却モード注入ライン試験可能逆止弁

レイ冷却モードを含む）

試験装置 ⑤ ，・注水ライン試験可能逆止弁試験装置 ⑤・封水ライン配管・弁 ⑥ ，・原子炉隔離時冷却系

・ポンプテストライン配管・弁 ⑤ ，・注水ライン試験可能逆止弁試験装置 ⑤ ，・タービン軸封装置 ④ ，・タービン／ポンプ室空調機 ④・ポンプテストライン配管・弁 ⑤ ，・高圧炉心スプレイ系

・注水ライン試験可能逆止弁試験装置 ⑤ ，・封水ライン配管・弁 ⑥・ポンプテストライン配管・弁 ⑤ ，・低圧炉心スプレイ系

・注水ライン試験可能逆止弁試験装置 ⑤ ，・封水ライン配管・弁 ⑥・逃がし安全弁（手動逃がし機能），・高圧窒素ガス供給系 ⑥・自動減圧系（手動逃がし機能），
・自動減圧系（逃がし安全弁）
・原子炉格納容器隔離弁及び格納容器

・不活性ガス系 ⑥

バウンダリ配管・原子炉建屋ガス処理系

・フィルタ装置スペースヒータ ⑥

・非常用所内電源系

・始動用空気系（空気圧縮機～空気だめ） ⑥ ，・排気配管 ③・原子炉補機冷却海水系

・取水路スクリーン ④・直接電源系

・充電器 ⑥ ，蓄電池室換気系 ⑥

これらの構築物，系統及び機器の故障によって当該系の独立性を喪失させることはない。

12 条-添付 1-補足-3

(2)間接関連系と整理した構築物，系統及び機器が当該系とは異なる安全施設の機能を阻害するような悪影響を与えることがないかの確認における整理［異なる機能間での区分分離の確認］

各安全施設が間接関連系を含む他系統から悪影響を受けるか否かの確認においては，安全重要度が低いクラスの系統や安全施設以外からの影響も見る必要があり，影響を与える側から整理するよりも影響を受ける側から整理する方が妥当である。
したがって，影響を受ける側から見た場合に，耐震上の波及的影響を与えるものがないか，溢水源となるものがないか，火災源となるものがないか等，網羅的に抽出して確認している。
このため，影響を与える側を間接関連系と整理するか否かは本確認行為においては必要ない。

上記(1)及び(2)から，間接関連系としての整理は妥当である。

12 条-添付 1-補足-4

添付 2
重要度の特に高い安全機能を有する系統・機器 整理表
No.
安全機能
系統・機器
多重性又は
多様性
独立性

1
原子炉の緊急停止機能
制御棒及び制御棒駆動系［185 本］
有制御棒駆動系のスクラム機能である水圧制御ユニットは，1 本の制御棒に対して 1 基ずつ設けられており，多重性を有している。
有(1)制御棒及び制御棒駆動系は，想定される最も過酷な環境条件である原子炉
冷却材喪失時において健全に動作するよう設計している。
(2)制御棒及び制御棒駆動系は，耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水，火災については，系統分離を図るとともに，溢水，火災の影響軽減対策等を実施することにより，安全機能を損なわないよう設計する。
(3)電源喪失が発生した場合でも，制御棒が緊急挿入されるフェイルセーフ設計となっており，スクラム機能に影響はない。

長期間に
わたる要求
系統概略図

上記(1)～(3)により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
－
使用期間はスクラム挿入時間（全ストロークの 90％で 3.5 秒以内）であり，短期間。
第 1-1 図 制御棒・制御棒駆動系
ベント

スクラム
排水容器

格納容器

他の
駆動機構
より

制御棒
（全185本）ドレン
排気Aトリップ系
Bトリップ系

排気
計装用
空気

スクラム
パイロット弁

他のスクラム弁へ

制御棒駆動機構（全185台）窒素容器

アキュムレータ

区分Ⅰ
区分Ⅱ

水圧制御ユニット（全185基）

第 1-1 図 制御棒・制御棒駆動系 系統概略図

12 条-添付 2-1

No.
安全機能
系統・機器
多重性又は
多様性

独立性

2
未臨界維持機能
制御棒及び制御棒駆動系［185 本］
ほう酸水注入系
有制御棒及び制御棒駆動系は制御棒を炉心に挿入することにより原子炉を未臨界状態に維持する機能を有する系統である。
ほう酸水注入系は，炉心にほう酸水を注入することにより原子炉を未臨界状態に維持する機能を有する系統である。
上記のとおり，2 種類の異なる機構により未臨界を維持することが可能な設計となっており，多様性を有している。
有(1)制御棒及び制御棒駆動系は，想定される最も過酷な環境条件である原子炉
冷却材喪失時において健全に動作するよう設計している。
(2)制御棒及び制御棒駆動系は，耐震Ｓクラス設備として設計しており，ほう酸
水注入系も，構造強度についてはＳクラスに準じて取り扱っている。また，溢水，火災については，系統分離を図るとともに，溢水，火災の影響軽減対策等を実施することにより，安全機能を損なわないよう設計する。
(3)ほう酸水注入系の電源については，それぞれ異なる区分から供給しており，
1 系統のサポート系の故障が他の系統の機能に影響を及ぼさないよう設計し
ている。

長期間に
わたる要求

系統概略図

上記(1)～(3)により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
有
制御棒及び制御棒駆動系の使用期間は，制御棒挿入後その位置を維持する期間となるため 24 時間以上であり，長期間。
ほう酸水注入系の使用期間は，タンク内のほう酸水を全て注入するまでの約2 時間であり，短期間。
第 2-1 図 制御棒及び制御棒駆動系／ほう酸水注入系

補助油ポンプMO

AO

ほう酸水注入系
ポンプ

制御棒（全185本）MO

ほう酸水注入系
貯蔵タンク

格納容器

ほう酸水注入系

区分Ⅰ
区分Ⅱ

制御棒駆動機構（全185台）スクラム
パイロット弁窒素容器

アキュムレータ

水圧制御ユニット（全185基）

第 2-1 図

制御棒及び制御棒駆動系／ほう酸水注入系

12 条-添付 2-2

系統概略図

No.
安全機能
系統・機器
多重性又は
多様性
独立性

3
原子炉冷却材圧力バウンダリの過圧防止機能
逃がし安全弁（安全弁としての開機能）有
逃がし安全弁は 18 個設置しており，安全弁機能は全てに備わっていることから，多重性を有している。
有(1)逃がし安全弁（安全弁機能）は，想定される最も過酷な環境条件である原子炉冷却材喪失時において健全に動作するよう設計している。
(2)逃がし安全弁（安全弁機能）は，耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水については原子炉冷却材喪失時の環境条件下においても動作可能な設計とし，火災については，逃がし安全弁（安全弁機能）が窒素充填された
原子炉格納容器内に設置されていることから，火災の影響により機能喪失しない設計としている。
(3)逃がし安全弁（安全弁機能）は，個別に設置された駆動バネにより安全弁としての機能を，各弁ごと，独立に確保しており，サポート系を必要としない設計としている。また，4 本の主蒸気配管に分散配置されている。

長期間に
わたる要求
系統概略図

上記(1)～(3)により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
使用期間は，事故時等に逃がし安全弁の手動逃がし機能等により原子炉の減圧を行うまでであり，24 時間未満の短期間。

－

第 3-1 図 逃がし安全弁／自動減圧系

区分Ⅰ

電磁弁
DC

DC

アキュムレータ

区分Ⅱ
DC

アキュムレータ

DC : 125V DC系

DC

電磁弁
DC

DC

DC

AO

AO

DC

DC

DC

DC

AO

AO

DC

AO

AO

（自動減圧系）（自動減圧系）C

アキュムレータ（自動減圧系）

DC

DC

DC

DC

AO

AO

（自動減圧系）（自動減圧系）

DC

AO

DC

AO

電磁弁
DC

DC

AO

DC

DC

DC

アキュムレータ

DC

AO

AO

A

DC

DC

DC

AO

（自動減圧系）

B

DC

電磁弁
DC

AO

DC

DC

AO

AO

D
（自動減圧系）

第 3-1 図 逃がし安全弁／自動減圧系 系統概略図

12 条-添付 2-3

DC

AO

No.
安全機能
系統・機器

多重性又は
多様性

独立性

4
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（原子炉停止時冷却モード）
原子炉隔離時冷却系
高圧炉心スプレイ系
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）
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却モード）
有
残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）については，再循環系からの取出し配管が単一設計となっているものの，以下に示す系統の組合せにより，複数の除熱手段を有しているため，多様性を有している。
①残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）②原子炉隔離時冷却系，高圧炉心スプレイ系を用いた原子炉への注水後，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）によりサプ
レッション・プールに移行した崩壊熱及び残留熱を残留熱除去系（サプレッション・プール冷却モード）により除去する。
ここで，②の手段は，①と同様に残留熱除去系の熱交換器により除熱するものであり，十分な除熱能力を有している。
有(1)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，高圧炉心スプレイ系，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却モード），及び逃がし安全弁（手動逃がし機能）は，想定される最も過酷な環境条件である原子炉冷却材喪失時において健全に動作するよう設計している。
(2)各系統は，耐震Ｓクラス設備として設計している。また，系統分離を図るとともに，溢水，火災の影響軽減対策等を実施することにより，安全機能を損なわないよう設計する。
逃がし安全弁（手動逃がし機能）は，溢水については原子炉冷却材喪失時の環境条件下においても動作可能な設計とし，火災については，窒素充填された格納容器内に設置されていることから，火災の影響により機能喪失しない設計としている。
(3)原子炉の減圧を行う逃がし安全弁（手動逃がし機能）の電源は区分 I から供給されており，自動減圧系（手動逃がし機能）は区分 I，区分Ⅱのそれぞれの直流電源で動作させることができる。
原子炉への注水を行う系統の電源，冷却水については，残留熱除去系のＡ系が区分 I，Ｂ系が区分Ⅱ，高圧炉心スプレイ系が区分Ⅲ，原子炉隔離時冷却系が直流電源（区分 I）から供給している。
また，除熱を行う残留熱除去系（サプレッション・プール冷却モード）の電源及び冷却水は，Ａ系が区分 I，Ｂ系が区分Ⅱから供給している。
このように，1 系統のサポート系の故障が他の系統の機能に影響を及ぼさないよう設計している。

長期間に
わたる要求
系統概略図

有

上記(1)～(3)により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
使用期間は，24 時間以上の長期間。

第 4-1 図第 4-2 図第 4-3 図第 4-4 図残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）
原子炉隔離時冷却系／高圧炉心スプレイ系
逃がし安全弁／自動減圧系
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却モード）

12 条-添付 2-4

原子炉隔離時
冷却系より

区分Ⅰ
区分Ⅱ
DC : 125V DC系

AO

スプレイヘッダ

MO

DC

AO

※1
可燃性ｶﾞｽ濃度制御系(FCS)(A)へ

MO

MO
MO
AO

MO

AO

AO

MO

燃料ﾌﾟｰﾙ冷却浄化系(FPC)へ
※1

MO

AO

MO

可燃性ｶﾞｽ濃度制御系(FCS)(B)へ

MO

MO

AO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

FPCより

MO

MO

MO

MO

MO

MO

DC
※2
MO

※3
RHRS

RHRS

(C)
※2

RHRS

(B)

MO

残留熱除去系
ポンプ
(A)

※3
MO
MO

MO

MO

MO

MO

(A)

(C)

(B)

(D)

残留熱除去系海水系(RHRS)ポンプ

空調機

残留熱除去系（Ａ），（Ｂ）各ポンプ室の空調機には，それぞれの区分（Ａ系：区分Ⅰ，Ｂ系：区分Ⅱ）に応じた電源，冷却水が供給されている。
第 4-1 図 残留熱除去系(原子炉停止時冷却モード) 系統概略図

12 条-添付 2-5

区分Ⅰ
区分Ⅱ

残留熱
除去系より

AO

AO

区分Ⅲ

AO

DC

MO

DC

DC
DC

MO

MO

MO

MO

DC ： 125V DC系
MO

DC

DC

MO

MO
MO

DC
DC

MO
油ﾀﾝｸ
油ﾎﾟﾝﾌﾟ
(軸駆動)

MO

HO

DC

原子炉隔
離時冷却
系ポンプ

油冷却器

DC

DC

ｺﾝﾃﾞﾝｻｰ復水ﾎﾟﾝﾌﾟ

MO
MO

MO

DC

MO

復水貯蔵
タンク
高圧炉心
スプレイ
系ポンプ

MO

MO

※
HPCS
DGSW

DC

MO

MO

※ ： 高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系
空調機

高圧炉心スプレイ系ポンプ室の空調機には区分Ⅲ，原子炉隔離時冷却系ポン
プ室の空調機には区分Ⅰの電源，冷却水が供給されている。

第 4-2 図 原子炉隔離時冷却系／高圧炉心スプレイ系 系統概略図

12 条-添付 2-6

区分Ⅰ

電磁弁
DC

DC

アキュムレータ

区分Ⅱ
DC

アキュムレータ

DC : 125V DC系

DC

電磁弁
DC

DC

DC

AO

AO

DC

DC

DC

DC

AO

AO

DC

AO

AO

（自動減圧系）（自動減圧系）C

アキュムレータ（自動減圧系）

DC

DC

DC

DC

AO

AO

（自動減圧系）（自動減圧系）

DC

AO

DC

AO

電磁弁
DC

DC

AO

DC

DC

DC

アキュムレータ

DC

AO

AO

A

DC

DC

DC

AO

（自動減圧系）

B

DC

電磁弁
DC

AO

DC

DC

AO

AO

D
（自動減圧系）

第 4-3 図 逃がし安全弁／自動減圧系 系統概略図

12 条-添付 2-7

DCAO原子炉隔離時
冷却系より

区分Ⅰ
区分Ⅱ
DC : 125V DC系

AO

スプレイヘッダ

MO

DC

AO

※1
可燃性ｶﾞｽ濃度制御系(FCS)(A)へ

MO

MO
MO
AO

MO

AO

AO

MO

燃料ﾌﾟｰﾙ冷却浄化系(FPC)へ
※1

MO

AO

MO

可燃性ｶﾞｽ濃度制御系(FCS)(B)へ

MO

MO

AO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

FPCより

MO

MO

MO

MO

MO

MO

DC
※2
MO

※3
RHRS

RHRS

(C)
※2

RHRS

(B)

MO

残留熱除去系
ポンプ
(A)

※3
MO
MO

MO

MO

MO

MO

(A)

(C)

(B)

(D)

残留熱除去系海水系(RHRS)ポンプ

空調機

残留熱除去系（Ａ），（Ｂ）各ポンプ室の空調機には，それぞれの区分（Ａ系：区分Ⅰ，Ｂ系：区分Ⅱ）に応じた電源，冷却水が供給されている。

第 4-4 図 残留熱除去系（サプレッション・プール冷却モード） 系統概略図

12 条-添付 2-8

原子炉への注水及びサプレッション・プール冷却による崩壊熱除去の成立性について

1.

目的
原子炉停止後における除熱のための崩壊熱除去機能において，

残 留 熱 除 去 系（ 原 子 炉 停 止 時 冷 却 モ ー ド ）の 代 替 と し て 以 下 の 手 段による崩壊熱の除去が成立することを確認する。
・ 代 替 手 段 ： 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 ，高 圧 炉 心 ス プ レ イ 系 を 用 い た
原 子 炉 へ の 注 水 後 ，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 ）に よ り サ プ レ ッ シ ョ
ン・プ ー ル に 移 行 し た 崩 壊 熱 を 残 留 熱 除 去 系（ サ プ
レッション・プール冷却モード）により除去する。
具体的な確認方法として，原子炉停止時冷却モードを使用する
時期における炉心の崩壊熱に対して，代替手段による原子炉への注水流量及びサプレッション・プールの除熱量が十分であることを確認する。

2.

原子炉停止時冷却モードの使用時期について
原 子 炉 停 止 時 冷 却 モ ー ド の 最 高 使 用 圧 力 は 原 子 炉 圧 力

0.93MP a[ga ge] で あ り ， こ の と き の 飽 和 温 度 は 約 1 81. 2℃ と な る 。
定 格 運 転 時 の 原 子 炉 圧 力 6.93MPa[gage]に 相 当 す る 飽 和 温 度 は
約 2 8 5 .8 ℃ で あ る こ と か ら ，原 子 炉 停 止 後 に 最 大 温 度 変 化 率（ 5 5 ℃／ h ） で 冷 却 を 行 っ た 場 合 ， 最 短 で 原 子 炉 停 止 か ら 約 1. 9 時 間 後 に原子炉停止時冷却モードを使用する可能性がある。
3.

原子炉への注水流量の妥当性について
12 条-添付 2-9

原子炉停止後の崩壊熱の推移を第 1 図に示す。
原 子 炉 停 止 後 約 1 . 9 時 間（ 約 6 , 8 4 7 秒 ）が 経 過 す る と ，崩 壊 熱 は
定 格 熱 出 力 の 1.4％ 未 満 と な る 。
定 格 熱 出 力 は 3,293MW で あ る た め ， そ の 1.4％ で あ る 46.1MW の崩壊熱による冷却材の蒸発を補えるだけの注水ができれば，燃料の冠水状態を維持することができる。
保 守 的 に ， 原 子 炉 圧 力 容 器 の 最 高 使 用 圧 力 （ 8.62MPa[gage]） 条
件下で冷却材の蒸発潜熱のみに期待する場合，原子炉水位を維持す る た め に 必 要 と な る 注 水 流 量 は 約 119m３ ／ h と な る 。
原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 の 注 水 流 量 は 約 1 3 6 m ３ ／ h 以 上 ，高 圧 炉 心 ス
プ レ イ 系 の 注 水 流 量 は 約 1 , 4 4 0 m ３ ／ h で あ る た め ，ど ち ら か の 系 統による注水を実施することにより炉心の冠水を維持することがで
きる。

第 1 図

原子炉停止後の崩壊熱の推移（軽水型動力炉の非常用炉心冷却系の性能評価に用いる崩壊熱データについて（平成 4 年 6 月 11 日原子力安全委員会了承）抜粋，一部加筆）
4.

サプレッション・プールの除熱量の妥当性について
12 条-添付 2-10

残 留 熱 除 去 系（ サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 冷 却 モ ー ド ）に よ る サ プ
レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル の 除 熱 量 に つ い て は ，定 格 熱 出 力 の 1 . 4 ％ に 相
当 す る 46.1MW の 崩 壊 熱 が 全 量 サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル に 移 行 し た
場合であっても，サプレッション・プール水温がその制限である
104℃ を 超 え な け れ ば ， 十 分 な 除 熱 能 力 を 有 し て い る と 言 え る 。
残留熱除去系の熱交換器による除熱量はサプレッション・プー
ル水温に依存しており，水温が高くなると除熱量は大きくなることから，ある水温において除熱量が崩壊熱を上回ることが確認されれば，それ以上の水温上昇は起こらない。
こ こ で ，サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 が 1 0 0 ℃ の と き の 除 熱 量 は
約 45. 6×10 ６ k c a l ／ h（ ＝ 約 5 3 M W ） で あ り ， 炉 心 で 発 生 す る 崩 壊 熱
46.1MW を 上 回 る た め ， 水 温 は 100℃ 以 上 に 上 昇 す る こ と は な い 。
し た が っ て ，サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル 冷 却 モ ー ド の 運 転 を 行 う こと に よ り ，サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 は 制 限 値 で あ る 1 0 4 ℃ を 超えることはない。

5.

結論
上記の結果より，原子炉停止時冷却モードの代替手段による原子 炉 へ の 注 水 量 及 び サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル の 除 熱 量 は ，十 分 な 容量を有している。
ま た ，原 子 炉 の 崩 壊 熱 は 時 間 と と も に 減 少 し ，崩 壊 熱 の 除 去 に 要
する注水量及び除熱量も減少するため，原子炉停止時冷却モードの 代 替 手 段 に よ っ て 燃 料 の 冠 水 状 態 を 維 持 し ，サ プ レ ッ シ ョ ン・プ
ール水温も制限値未満の状態を維持することが可能である。
し た が っ て ，原 子 炉 へ の 注 水 及 び サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル の 冷 却
12 条-添付 2-11

による崩壊熱の除去は原子炉停止時冷却モードの代替手段として成立すると考えられる。

12 条-添付 2-12

No.
安全機能
系統・機器
多重性又は
多様性

独立性

5
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
原子炉隔離時冷却系
高圧炉心スプレイ系
有原子炉隔離時冷却系はタービン駆動のポンプにより原子炉への注水を行う系
統であり，高圧炉心スプレイ系は電動のポンプにより原子炉への注水を行う系
統である。
上記のとおり，動作原理の異なる複数のポンプにより原子炉への注水を行うことが可能であり，多様性を有している。
有(1)原子炉隔離時冷却系と高圧炉心スプレイ系は，想定される最も過酷な環境条件である原子炉冷却材喪失時において健全に動作するよう設計している。
(2)原子炉隔離時冷却系と高圧炉心スプレイ系は，耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水，火災については，系統分離を図るとともに，溢水，火災の影響軽減対策等を実施することにより，安全機能を損なわないよう設計する。
(3)電源，冷却水については，原子炉隔離時冷却系が区分Ⅰ，高圧炉心スプレイ系が区分Ⅲから供給しており，1 系統のサポート系の故障が他の系統に影響を及ぼさないよう設計している。

長期間に
わたる要求
系統概略図

有

上記(1)～(3)により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
使用期間は，24 時間以上の長期間。

第 5-1 図 原子炉隔離時冷却系／高圧炉心スプレイ系

12 条-添付 2-13

区分Ⅰ
区分Ⅱ

残留熱
除去系より

AO

AO

区分Ⅲ

AO

DC

MO

DC

DC
DC

MO

MO

MO

MO

DC ： 125V DC系
MO

DC

DC

MO

MO
MO

DC
DC

MO
油ﾀﾝｸ
油ﾎﾟﾝﾌﾟ
(軸駆動)

MO

HO

DC

原子炉隔
離時冷却
系ポンプ

油冷却器

DC

DC

ｺﾝﾃﾞﾝｻｰ復水ﾎﾟﾝﾌﾟ

MO
MO

MO

DC

MO

復水貯蔵
タンク
高圧炉心
スプレイ
系ポンプ

MO

MO

※
HPCS
DGSW

DC

MO

MO

※ ： 高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系（第 19-2 図参照）
空調機

高圧炉心スプレイ系ポンプ室の空調機には区分Ⅲ，原子炉隔離時冷却系ポン
プ室の空調機には区分Ⅰの電源，冷却水が供給されている。

第 5-1 図 原子炉隔離時冷却系／高圧炉心スプレイ系 系統概略図

12 条-添付 2-14

No.
安全機能
系統・機器

6
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圧力逃がし機能
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）有
逃がし安全弁（手動逃がし機能）は 18 個設置されており，このうち 7 個は自動減圧系（手動逃がし機能）を兼ねている。
これらの弁には全て個別にアキュムレータが設けられ，個別に動作させることが可能な設計としており，多重性を有している。
有(1)逃がし安全弁及び自動減圧系は，想定される最も過酷な環境条件である原子炉冷却材喪失時において健全に動作するよう設計している。

多重性又は
多様性

独立性

(2)逃がし安全弁は，耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水については原子炉冷却材喪失時の環境条件下においても動作可能な設計とし，火災については，窒素充填された原子炉格納容器内に設置されていることから，火災の影響により機能喪失しない設計としている。
(3)逃がし安全弁は 4 本の主蒸気配管に分散して配置する設計としている。
また，サポート系については，自動減圧系（手動逃がし機能）は区分 I，区分Ⅱのそれぞれの直流電源で動作させることができ，1 区分の故障によっても機能に影響を及ぼさないよう設計している。

長期間に
わたる要求
系統概略図

上記(1)～(3)により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
使用期間は原子炉の減圧状態を維持し続けるため 24 時間以上の長期間。

有第 6-1 図 逃がし安全弁／自動減圧系

区分Ⅰ

電磁弁
DC

DC

アキュムレータ

区分Ⅱ
DC

アキュムレータ

DC : 125V DC系

DC

電磁弁
DC

DC

DC

AO

AO

DC

DC

DC

DC

AO

AO

DC

AO

AO

（自動減圧系）（自動減圧系）C

アキュムレータ（自動減圧系）

DC

DC

DC

DC

AO

AO

（自動減圧系）（自動減圧系）

DC

AO

DC

AO

電磁弁
DC

DC

AO

DC

DC

DC

アキュムレータ

DC

AO

AO

A

DC

DC

DC

AO

（自動減圧系）

B

DC

電磁弁
DC

AO

DC

DC

AO

AO

D
（自動減圧系）

第 6-1 図 逃がし安全弁／自動減圧系 系統概略図

12 条-添付 2-15

DC

AO

No.
安全機能
系統・機器

多重性又は
多様性

独立性

7
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
高圧炉心スプレイ系
自動減圧系（逃がし安全弁）により原子炉を減圧し，低圧炉心スプレイ系，残留熱除去
系（低圧注水モード）により原子炉への注水を行う。
有
事故後の高圧時における炉心冷却は，高圧炉心スプレイ系又は「自動減圧系
による原子炉減圧及び低圧非常用炉心冷却系」によって達成できる設計としている。
設計基準事故「原子炉冷却材喪失」において高圧炉心スプレイ系の故障を仮定した評価を行い，判断基準を満足して事故を収束できることを確認している。
したがって，高圧炉心スプレイ系と「自動減圧系による原子炉減圧及び低圧
非常用炉心冷却系」による機能は同等であり，多様性を有している。
有(1)各系統は，想定される最も過酷な環境条件である原子炉冷却材喪失時において健全に動作するよう設計している。
(2)対象系統は，全て耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水，火災については，系統分離を図るとともに，溢水，火災の影響軽減対策等を実施することにより，安全機能を損なわないよう設計する。
自動減圧系（逃がし安全弁）は，溢水については原子炉冷却材喪失時の環境
条件下においても動作可能な設計とし，火災については，窒素充填された原
子炉格納容器内に設置されていることから，火災の影響により機能喪失しない設計としている。
(3)電源，冷却水については，残留熱除去系（低圧注水モード）Ａ系と低圧炉心スプレイ系が区分Ⅰ，残留熱除去系（低圧注水モード）Ｂ系とＣ系が区分Ⅱ，
高圧炉心スプレイ系が区分Ⅲの異なる区分から供給されており，1 系統のサポート系の故障が他の全ての系統に影響を及ぼさないよう設計している。
(4)自動減圧系（逃がし安全弁）は 4 本の主蒸気配管に分散して配置する設計としている。
サポート系については，自動減圧系（逃がし安全弁）は区分 I，区分Ⅱのそれぞれの電源で動作させることができ，1 区分の故障によっても機能に影響をおよぼさないよう設計している。
上記(1)～(4)により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。

長期間に
わたる要求
系統概略図

－

使用期間は原子炉の減圧を行うまでであり，24 時間未満の短期間。

第 7-1 図第 7-2 図第 7-3 図第 7-4 図高圧炉心スプレイ系
低圧炉心スプレイ系
残留熱除去系（低圧注水モード）

逃がし安全弁／自動減圧系

12 条-添付 2-16

区分Ⅰ
区分Ⅱ

残留熱
除去系より

AO

AO

区分Ⅲ

AO

DC

MO

DC

DC
DC

MO

MO

MO

MO

DC ： 125V DC系
MO

DC

DC

MO

MO
MO

DC
DC

MO
油ﾀﾝｸ
油ﾎﾟﾝﾌﾟ
(軸駆動)

MO

HO

DC

原子炉隔
離時冷却
系ポンプ

油冷却器

DC

DC

ｺﾝﾃﾞﾝｻｰ復水ﾎﾟﾝﾌﾟ

MO
MO

MO

DC

MO

復水貯蔵
タンク
高圧炉心
スプレイ
系ポンプ

MO

MO

※
HPCS
DGSW

DC

MO

MO

※ ： 高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系
空調機

高圧炉心スプレイ系ポンプ室の空調機には，区分Ⅲの電源，冷却水が供給されている。
第 7-1 図高圧炉心スプレイ系 系統概略図

12 条-添付 2-17

区分Ⅰ

原子炉格納容器

AO

MO

MO

低圧炉心
スプレイ系
ポンプ
残留熱除去系
海水系(RHRS)

MO

空調機

低圧炉心スプレイ系ポンプ室の空調機には，区分Ⅰの電源，冷却水が供給されている。

第 7-2 図低圧炉心スプレイ系 系統概略図

12 条-添付 2-18

原子炉隔離時
冷却系より

区分Ⅰ
区分Ⅱ
DC : 125V DC系

AO

スプレイヘッダ

MO

DC

AO

※1
可燃性ｶﾞｽ濃度制御系(FCS)(A)へ

MO

MO
MO
AO

MO

AO

AO

MO

燃料ﾌﾟｰﾙ冷却浄化系(FPC)へ
※1

MO

AO

MO

可燃性ｶﾞｽ濃度制御系(FCS)(B)へ

MO

MO

AO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

FPCより

MO

MO

MO

MO

MO

MO

DC
※2
MO

※3
RHRS

RHRS

(C)
※2

RHRS

(B)

MO

残留熱除去系
ポンプ
(A)

※3
MO
MO

MO

MO

MO

MO

(A)

(C)

(B)

(D)

残留熱除去系海水系(RHRS)ポンプ

空調機

残留熱除去系（Ａ），（Ｂ）（Ｃ）各ポンプ室の空調機には，それぞれの区分（Ａ系：区分Ⅰ，Ｂ系，Ｃ系：区分Ⅱ）に応じた電源，冷却水が供給されている。
第 7-3 図残留熱除去系（低圧注水モード） 系統概略図

12 条-添付 2-19

区分Ⅰ

電磁弁
DC

DC

アキュムレータ

区分Ⅱ
DC

アキュムレータ

DC : 125V DC系

DC

電磁弁
DC

DC

DC

AO

AO

DC

DC

DC

DC

AO

AO

DC

AO

AO

（自動減圧系）（自動減圧系）C

アキュムレータ（自動減圧系）

DC

DC

DC

DC

AO

AO

（自動減圧系）（自動減圧系）

DC

AO

DC

AO

電磁弁
DC

DC

AO

DC

DC

DC

アキュムレータ

DC

AO

AO

A

DC

DC

DC

AO

（自動減圧系）

B

DC

電磁弁
DC

AO

DC

DC

AO

AO

D
（自動減圧系）

第 7-4 図 逃がし安全弁／自動減圧系 系統概略図

12 条-添付 2-20

DC

AO

No.
安全機能
系統・機器

多重性又は
多様性

独立性

8
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低圧時における注水機能
低圧炉心スプレイ系
残留熱除去系（低圧注水モード）
高圧炉心スプレイ系
有
低圧炉心スプレイ系，残留熱除去系（低圧注水モード），高圧炉心スプレイ系
によって多様性を有している。
また，残留熱除去系（低圧注水モード）は 3 系統設置しており，多重性を有している。
有(1)低圧炉心スプレイ系，残留熱除去系（低圧注水モード）及び高圧炉心スプレ
イ系は，想定される最も過酷な環境条件である原子炉冷却材喪失時において健全に動作するよう設計している。
(2)低圧炉心スプレイ系，残留熱除去系（低圧注水モード）及び高圧炉心スプレ
イ系は，耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水，火災について
は，系統分離を図るとともに，溢水，火災の影響軽減対策等を実施すること
により，安全機能を損なわないよう設計する。
(3)電源，冷却水については，残留熱除去系（低圧注水モード）Ａ系と低圧炉心スプレイ系が区分Ⅰ，残留熱除去系（低圧注水モード）Ｂ系とＣ系が区分Ⅱ，
高圧炉心スプレイ系が区分Ⅲの異なる区分から供給されており，1 系統のサポート系の故障が他の全ての系統に影響を及ぼさないよう設計している。
(4)残留熱除去系（低圧注水モード）の A 系と B 系はタイラインにより接続しているが，タイラインの破損により同時に系統機能を喪失しないために適切に弁を設置している。当該ラインは主配管と同じ耐震Ｓクラスで設計されており，重要度分類もＭＳ－１で設計しており主配管と同等の信頼性を有してい
る。

長期間に
わたる要求
系統概略図

有

上記(1)～(4)により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
使用期間は 24 時間以上の長期間。

第 8-1 図第 8-2 図第 8-3 図低圧炉心スプレイ系
残留熱除去系（低圧注水モード）
高圧炉心スプレイ系

12 条-添付 2-21

区分Ⅰ

原子炉格納容器

AO

MO

MO

低圧炉心
スプレイ系
ポンプ
残留熱除去系
海水系(RHRS)

MO

空調機

低圧炉心スプレイ系ポンプ室の空調機には，区分Ⅰの電源，冷却水が供給されている。

第 8-1 図低圧炉心スプレイ系 系統概略図

12 条-添付 2-22

原子炉隔離時
冷却系より

区分Ⅰ
区分Ⅱ
DC : 125V DC系

AO

スプレイヘッダ

MO

DC

AO

※1
可燃性ｶﾞｽ濃度制御系(FCS)(A)へ

MO

MO
MO
AO

MO

AO

AO

MO

燃料ﾌﾟｰﾙ冷却浄化系(FPC)へ
※1

MO

AO

MO

可燃性ｶﾞｽ濃度制御系(FCS)(B)へ

MO

MO

AO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

FPCより

MO

MO

MO

MO

MO

MO

DC
※2
MO

※3
RHRS

RHRS

(C)
※2

RHRS

(B)

MO

残留熱除去系
ポンプ
(A)

※3
MO
MO

MO

MO

MO

MO

(A)

(C)

(B)

(D)

残留熱除去系海水系(RHRS)ポンプ

空調機

残留熱除去系（Ａ），（Ｂ）（Ｃ）各ポンプ室の空調機には，それぞれの区分（Ａ系：区分Ⅰ，Ｂ系，Ｃ系：区分Ⅱ）に応じた電源，冷却水が供給されている。
第 8-2 図残留熱除去系（低圧注水モード） 系統概略図

12 条-添付 2-23

区分Ⅰ
区分Ⅱ

残留熱
除去系より

AO

AO

区分Ⅲ

AO

DC

MO

DC

DC
DC

MO

MO

MO

MO

DC ： 125V DC系
MO

DC

DC

MO

MO
MO

DC
DC

MO
油ﾀﾝｸ
油ﾎﾟﾝﾌﾟ
(軸駆動)

MO

HO

DC

原子炉隔
離時冷却
系ポンプ

油冷却器

DC

DC

ｺﾝﾃﾞﾝｻｰ復水ﾎﾟﾝﾌﾟ

MO
MO

MO

DC

MO

復水貯蔵
タンク
高圧炉心
スプレイ
系ポンプ

MO

MO

※
HPCS
DGSW

DC

MO

MO

※ ： 高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系
空調機

高圧炉心スプレイ系ポンプ室の空調機には，区分Ⅲの電源，冷却水が供給されている。

第 8-3 図高圧炉心スプレイ系 系統概略図

12 条-添付 2-24

No.
安全機能

9
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減圧系を作動させる機能自動減圧系（逃がし安全弁）
有
自動減圧系（逃がし安全弁）は 7 個設置しており，多重性を有している。

系統・機器
多重性又は
多様性
独立性

有

(1)自動減圧系（逃がし安全弁）は，想定される最も過酷な環境条件である原子炉冷却材喪失時において健全に動作するよう設計している。
(2)自動減圧系（逃がし安全弁）は，耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水については原子炉冷却材喪失時の環境条件下においても動作可能な設計とし，火災については，自動減圧系（逃がし安全弁）が窒素充填された
原子炉格納容器内に設置されていることから，火災の影響により機能喪失しないよう設計している。
(3)逃がし安全弁（逃がし安全弁）は 4 本の主蒸気配管に分散して配置する設計としている。
サポート系については，自動減圧系は区分 I，区分Ⅱのそれぞれの直流電源で動作させることができ，1 区分の故障によっても機能に影響を及ぼさないよう設計している。

上記(1)～(3)により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
－
使用期間は，自動減圧系により原子炉の減圧が完了するまでであり，24 時間未満の短期間。
第 9-1 図 逃がし安全弁／自動減圧系

長期間に
わたる要求
系統概略図

区分Ⅰ

電磁弁
DC

DC

アキュムレータ

区分Ⅱ
DC

アキュムレータ

DC : 125V DC系

DC

電磁弁
DC

DC

DC

AO

AO

DC

DC

DC

DC

AO

AO

DC

AO

AO

（自動減圧系）

C（自動減圧系）

アキュムレータ（自動減圧系）

DC

DC

DC

DC

AO

AO

（自動減圧系）（自動減圧系）

DC

AO

DC

AO

電磁弁
DC

DC

AO

DC

DC

DC

アキュムレータ

DC

AO

AO

A

DC

DC

DC

AO

（自動減圧系）

B

DC

電磁弁
DC

AO

DC

DC

AO

AO

D
（自動減圧系）

第 9-1 図 逃がし安全弁／自動減圧系 系統概略図

12 条-添付 2-25

DC

AO

No.
安全機能
系統・機器
多重性又は
多様性

独立性

10
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原子炉建屋ガス処理系（非常用ガス再循環系，非常用ガス処理系）
無原子炉建屋ガス処理系の動的機器及びフィルタユニットは多重性を有している。
ただし，配管の一部が単一設計となっている。
有(1)原子炉建屋ガス処理系は，想定される最も過酷な環境条件である原子炉冷却材喪失時において健全に動作するよう設計している。
(2)原子炉建屋ガス処理系は，耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水については影響軽減対策を実施し，火災についても火災の発生防止対策を実施することで，機能喪失しないよう設計する。
(3)原子炉建屋ガス処理系の動的機器，フィルタユニットは 2 系統あり，電源はそれぞれ異なる区分から供給しており，1 系統のサポート機能の故障により両系統が機能喪失しないよう設計されている。
また，非常用ガス再循環系のフィルタユニットのドレンラインはそれぞれ異なる床ドレンファンネルに排水しており，2 系統が同時に機能喪失すること
はない。

長期間に
わたる要求
系統概略図

有

上記(1)～(3)により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
使用期間は 24 時間以上の長期間。

第 10-1 図原子炉建屋ガス処理系

12 条-添付 2-26

原子炉建屋（原子炉棟）

単一設計箇所FO
プレフィルタヘパフィルタスペースヒータ

チャコールフィルタ

ヘパフィルタFO

電気加熱器

プレフィルタヘパフィルタスペースヒータ

チャコールフィルタ

ヘパフィルタ

FO

電気加熱器

AO

湿分除去装置FO

湿分除去装置

原子炉建屋ガス処理系 (非常用ガス再循環系)

AO

FO

AO

(A)

GD

(B)

GD

FO
AO
ドレンサンプへ

AO

非常用ガス処理系排気筒へ

AO

排風機

ヘパフィルタヘパフィルタAO

チャコールフィルタ

AO

FO

チャコールフィルタ

GD

FO

スペースヒータ

(B)

AO

AO

スペースヒータ

FO

GD

電気加熱器

FO

FO

(A)

電気加熱器

原子炉建屋ガス処理系 (非常用ガス処理系)

FO

AO

AO

排風機

区分Ⅰ
区分Ⅱ
第 10-1 図 原子炉建屋ガス処理系 系統概略図

12 条-添付 2-27

No.
安全機能
系統・機器
多重性又は
多様性

独立性

11
格納容器の冷却機能
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）
無残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）の動的機器は多重性を有している。
ただし，スプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）は単一設計となっている。
有(1)残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）は，想定される最も過酷な環境条件である原子炉冷却材喪失時において健全に動作するよう設計している。
(2)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，系統分離が図られているが，スプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）については単一設計であって，2 系統と接続している。
(3)残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）は，耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水，火災については，系統分離を図るとともに，溢水，火災の影響軽減対策等を実施することにより，安全機能を損なわないよう設計する。
(4)電源，冷却水については，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）のＡ系が区分Ⅰ，Ｂ系が区分Ⅱの異なる区分から供給されており，1 系統のサポート系の故障が他の系統に影響を及ぼさないよう設計している。
(5)残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）の A 系と B 系はタイラインにより接続しているが，タイラインの破損により同時に系統機能を喪失しないために適切に弁を設置している。当該ラインは主配管と同じ耐震Ｓクラスで設計されており，重要度分類もＭＳ－１で設計しており主配管と同等の信頼性を有している。

長期間に
わたる要求
系統概略図

有

上記(1)～(5)により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
使用期間は 24 時間以上の長期間。

第 11-1 図

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）

12 条-添付 2-28

原子炉隔離時冷却系より可燃性ｶﾞｽ濃度制御系(FCS)(A)へ

区分Ⅰ
区分Ⅱ
DC : 125V DC系

AO

スプレイヘッダ

MO

DC

AO

単一設計箇所

※1
MO

MO
MO
AO

MO

AO

AO

MO

燃料ﾌﾟｰﾙ冷却浄化系(FPC)へ
※1

MO

AO

MO

可燃性ｶﾞｽ濃度制御系(FCS)(B)へ

MO

MO

AO

MO

MO

MO

MO

MO

スプレイヘッダ

MO

MO

MO

MO

FPCより

MO

MO

MO

MO

MO

MO

DC
※2
MO

※3
RHRS

RHRS

(C)
※2

RHRS

(B)

MO

残留熱除去系
ポンプ
(A)

※3

MO

MO
MO

MO
MO

MO

(A)

(C)

(B)

(D)

残留熱除去系海水系(RHRS)ポンプ

空調機

残留熱除去系（Ａ），（Ｂ）各ポンプ室の空調機には，それぞれの区分（Ａ系：区分Ⅰ，Ｂ系：区分Ⅱ）に応じた電源，冷却水が供給されている。

第 11-1 図 残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード） 系統概略図

12 条-添付 2-29

No.
安全機能
系統・機器
多重性又は
多様性
独立性

12
格納容器内の可燃性ガス濃度制御機能
可燃性ガス濃度制御系
有可燃性ガス濃度制御系は 2 系統設置しており，多重性を有している。
有(1)可燃性ガス濃度制御系は，想定される最も過酷な環境条件である原子炉冷却材喪失時において健全に動作するよう設計している。
(2)可燃性ガス濃度制御系は 2 系統あり，系統分離が図られている。
(3)可燃性ガス濃度制御系は，耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水，火災については，系統分離を図るとともに，溢水，火災の影響軽減対策等を実施することにより，安全機能を損なわないよう設計する。
(4)電源，冷却水については，可燃性ガス濃度制御系のＡ系が区分Ⅰ，Ｂ系が区分Ⅱの異なる区分から供給しており，1 系統のサポート系の故障が他の系統に影響を及ぼさないよう設計している。

長期間に
わたる要求
系統概略図

上記(1)～(4)により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
使用期間は 24 時間以上の長期間。

有第 12-1 図

可燃性ガス濃度制御系

MO

加熱器

MO

MO

残留熱除去系(A)
より
<冷却水>
MO

MO

残留熱除去系(B)
より
<冷却水>
MO

MO

冷却器

加熱器

ブロワ(B)MO

ブロワ(A)

MO

再結合器

MO

MO

MO

セパレータ

MO

MO

セパレータ

冷却器

区分Ⅰ
区分Ⅱ

第 12-1 図 可燃性ガス濃度制御系 系統概略図

12 条-添付 2-30

再結合器

No.
安全機能
系統・機器
多重性又は
多様性
独立性

13
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
非常用電源系（交流）有非常用電源系（交流）は 3 区分設置しており，多重性を有している。
有(1)非常用所内電源設備は，いずれも二次格納施設外の環境条件において，空調機によって温度管理された状態で健全に動作するよう設計されている。
(2)非常用所内電源設備は，いずれも耐震Ｓクラス設備として設計している。
また，溢水， 火災については，系統分離を図るとともに，溢水，火災の影
響軽減対策等を実施することにより，安全機能を損なわない設計とする。
(3)非常用所内電源設備は，異なる区分間を接続する電路には複数のしゃ断器を設置しており，電気事故が発生した場合でも確実に電気的な分離ができるよう設計されている。また，電路においても物理的に分離が図られている。

長期間に
わたる要求
系統概略図

有

上記(1)～(3)により，共通要因又は従属要因によって多重性を有する系統が同時にその機能を失わないよう設計していることから，独立性を有している。
使用期間は 24 時間以上の長期間。

第 13-1 図

非常用所内電源設備

12 条-添付 2-31

区分Ⅲ

区分Ⅰ

第 13-1 図

区分Ⅱ

非常用所内電源設備

12 条-添付 2-32

系統概略図

No.
安全機能
系統・機器
多重性又は
多様性
独立性

14
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
非常用所内電源系（直流電源系統）
有非常用所内電源系（直流電源系統）の非常用所内電源，中性子モニタ用はそれぞれ 3 区分，2 区分設置しており，それぞれ多重性を有している。
有(1)非常用所内電源系（直流電源系統）は，いずれも二次格納施設外の環境条
件において，空調機によって温度管理された状態で健全に動作するよう設計されている。
(2)非常用所内電源系（直流電源系統）は，いずれも耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水，火災については，系統分離を図るとともに，溢水，火災の影響軽減対策等を実施することにより，安全機能を損なわないよう設計する。
(3)非常用所内電源系（直流電源系統）は，それぞれ異なるエリアに分散して配置している。また，電路においても物理的に分離が図られている。

長期間に
わたる要求
系統概略図

有

上記(1)～(3)により，共通要因又は従属要因によって多重性を有する系統が同時にその機能を失わないよう設計していることから，独立性を有している。
使用期間は 24 時間以上の長期間。

第 14-1 図 非常用所内電源設備（直流電源系）

12 条-添付 2-33

第 14-1 図 非常用所内電源設備（直流電源系） 系統概略図

12 条-添付 2-34

No.
安全機能
系統・機器
多重性又は
多様性

独立性

15
非常用の交流電源機能
ディーゼル発電機設備
有ディーゼル発電機設備は非常用ディーゼル発電機 2 台及び高圧炉心スプレイ
系ディーゼル発電機 1 台の，計 3 台設置している。
また，各々のディーゼル発電機には専用のサポート系（潤滑油系，冷却水系
及び燃料移送系）を設置しており，多重性を有している。
現有設備では，軽油貯蔵タンクが 1 基であり，単一設計となっている。しかし，今回の申請にて軽油貯蔵タンクは 2 基に変更し，多重性を有する設計とする。
有(1)ディーゼル発電機設備は，原子炉建屋附属棟内に設置しており，二次格納施設外の環境条件において，空調機によって温度管理された状態で健全に動作するよう設計している。
(2)ディーゼル発電機設備は，いずれも耐震Ｓクラス設備として設計している。
また，溢水，火災については，系統分離を図るとともに，溢水，火災の影響軽減対策等を実施することにより，安全機能を損なわないよう設計する。
(3)電源，補機冷却系はそれぞれ区分が異なる系統（区分Ⅰ，区分Ⅱ，区分Ⅲ）から供給されている。
(4)軽油貯蔵タンクは，耐震Ｓクラス設備として設計するとともに，独立性を有する設計とする。

長期間に
わたる要求
系統概略図

有

上記(1)～(4)により，共通要因又は従属要因によって全ての系統又は機器の機能を同時に喪失させないものとしていることから，独立性を有している。
使用期間は 24 時間以上の長期間。

第 15-1 図
第 15-2-1 図
第 15-2-2 図
第 15-2-3 図
第 15-3 図

ディーゼル発電機設備燃料輸送系
ディーゼル発電機設備（２Ｃ）
ディーゼル発電機設備（２Ｄ）
ディーゼル発電機設備（ＨＰＣＳ）
ディーゼル室換気系

第 15-1 図 ディーゼル発電機設備燃料輸送系 系統概略図

12 条-添付 2-35

第 15-2-1 図 ディーセル発電機設備（２Ｃ） 系統概略図

第 15-2-2 図 ディーゼル発電機設備（２Ｄ） 系統概略図

12 条-添付 2-36

第 15-2-3 図 ディーゼル発電機設備（ＨＰＣＳ） 系統概略図

２Ｄ非常用ディーゼル
発電機室（区分Ⅱ）換気系

ＨＰＣＳディーゼル
発電機室（区分Ⅲ）換気系

２Ｃ非常用ディーゼル
発電機室（区分Ⅰ）換気系

区分Ⅰ：
区分Ⅱ：
区分Ⅲ：

第 15-3 図 ディーゼル室換気系 系統概略図

12 条-添付 2-37

No.
安全機能
系統・機器
多重性又は
多様性
独立性

16
非常用の直流電源機能
直流電源設備
有
直流電源設備の非常用所内電源，中性子モニタ用はそれぞれ 3 区分，2 区分
設置しており，それぞれ多重性を有している。
有(1)直流電源設備は，いずれも二次格納施設外の環境条件において，空調機によって温度管理された状態で健全に動作するよう設計されている。
(2)直流電源設備は，いずれも耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水，火災については，系統分離を図るとともに，溢水，火災の影響軽減対策等を実施することにより，安全機能を損なわないよう設計する。
(3)直流電源設備は，それぞれ異なるエリアに分散して配置している。また，電路においても物理的に分離が図られている。

長期間に
わたる要求
系統概略図

有

上記(1)～(3）により，共通要因又は従属要因によって多重性を有する系統が同時にその機能を失わないよう設計していることから，独立性を有している。
使用期間は 24 時間以上の長期間。

第 16-1 図 非常用所内電源設備（直流電源系）

12 条-添付 2-38

第 16-1 図 非常用所内電源設備（直流電源系） 系統概略図

12 条-添付 2-39

No.
安全機能
系統・機器
多重性又は
多様性
独立性

17
非常用の計測制御用電源機能
計測制御用電源設備
有計測制御用電源設備は 3 区分設置しており，多重性を有している。
有(1)計装用電源設備は，いずれも二次格納施設外の環境条件において，空調機によって温度管理された状態で健全に動作するよう設計されている。
(2)計装用電源設備を構成している母線及び分電盤等は，いずれも耐震Ｓクラス設備として設計している。
また，溢水，火災については，系統分離を図るとともに，溢水，火災の影
響軽減対策等を実施することにより，安全機能を損なわないよう設計する。
(3)計装用電源設備は，それぞれ異なるエリアに分散して配置している。
また，電路においても物理的，電気的に分離が図られている。

長期間に
わたる要求
系統概略図

有

上記(1)～(3)により，共通要因又は従属要因によって多重性を有する系統が同時にその機能を失わないよう設計していることから，独立性を有している。
使用期間は 24 時間以上の長期間。

第 17-1 図

計装用電源設備12 条-添付 2-40

区分Ⅰ

区分Ⅱ
480V
モータコントロールセンタ

480V
モータコントロールセンタ

480V
モータコントロールセンタ

480V
モータコントロールセンタ

Ｍ

Ｍ

はずみ車

はずみ車

Ｇ

Ｇ

120V 原子炉保護系母線 A 系

区分Ⅰ

120V 原子炉保護系母線 B 系

区分Ⅱ

区分Ⅲ

480V
モータコントロールセンタ

480V
モータコントロールセンタ

480V
モータコントロールセンタ

120/240V
計測用交流電源母線 2A

120/240V
計測用交流電源母線 2B

HPCS 120V 交流分電盤

第 17-1 図 計装用電源設備

12 条-添付 2-41

系統概略図

No.
安全機能
系統・機器
多重性又は
多様性

独立性

18，19
補機冷却機能冷却用海水供給機能
残留熱除去系海水系及びディーゼル発電機海水系
有残留熱除去系海水系は 2 系統設置しており，多重性を有している。
ディーゼル発電機海水系は，非常用ディーゼル発電機海水系が 2 系統，高圧
炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系が 1 系統の 3 系統設置しており，多重性を有している。
有(1)残留熱除去系海水系，非常用ディーゼル発電機海水系及び高圧炉心スプレ
イ系ディーゼル発電機海水系は，二次格納施設外の環境条件に想定される自然環境においても，健全に動作するよう設計されている。

※ 自然現象としては，洪水，風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象，森林火災及び高潮を想定する。
(2)残留熱除去系海水系，非常用ディーゼル発電機海水系及び高圧炉心スプレ
イ系ディーゼル発電機海水系は，耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水，火災については，系統分離を図るとともに，溢水，火災の影響軽減対策等を実施することにより，安全機能を損なわないよう設計する。
(3)電源については，残留熱除去系海水系は区分Ⅰ，区分Ⅱ，非常用ディーゼル発電機海水系及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系は区分Ⅰ，区
分Ⅱ，区分Ⅲの異なる区分から供給しており，1 系統のサポート系の故障が他の系統に影響を及ぼさないよう設計している。
(4)残留熱除去系海水系の A 系と B 系はタイラインにより接続しているが，タイラインの破損により同時に系統機能を喪失しないように適切に弁を設置している。当該ラインは主配管と同じ耐震Ｓクラスで設計されており，重要度分類についても主配管から隔離弁までの範囲はＭＳ－１相当で設計しており主配管と同等の信頼性を有している。
なお，隔離弁は手動弁であり，施錠により弁ハンドルを固定し誤操作防止措置を講じている。

長期間に
わたる要求
系統概略図

有

上記(1)～(4)により，共通要因又は従属要因によって多様性を有する系統が同時にその機能を失わないよう設計していることから，独立性を有している。
使用期間は 24 時間以上の長期間。

第 19-1 図
第 19-2 図

残留熱除去系海水系
ディーゼル発電機海水系

12 条-添付 2-42

区分Ⅰ

残留熱除去系
熱交換器 (A)

残留熱除去系
熱交換器 (B)

区分Ⅱ

残留熱除去系ポンプ(A)室空調機

残留熱除去系
ポンプ(B)室空調機

原子炉隔離時冷却系
ポンプ室空調機

残留熱除去系ポンプ(C)室空調機

低圧炉心スプレイ系
ポンプ室空調機

残留熱除去系ポンプ(B)メカクーラ熱交換器

MO

残留熱除去系ポンプ(A)メカクーラ熱交換器

MO

残留熱除去系ポンプ(C)メカクーラ熱交換器

放水口へ

放水口へ

低圧炉心スプレイ系
ポンプ
メカクーラ熱交換器
ストレーナ

ストレーナ

MO

MO

MO

MO

CAMSモニタラック(A)

(A)

(C)

CAMSモニタラック(B)(B)

残留熱除去系
海水系ポンプ(D)

残留熱除去系
海水系ポンプ

残留熱除去系海水系 (B)

残留熱除去系海水系 (A)

第 19-1 図

残留熱除去系海水系

12 条-添付 2-43

系統概略図

区分Ⅰ

区分Ⅲ

区分Ⅱ

２Ｃ非常用ディーゼル
発電機設備

高圧炉心スプレイ系
ディーゼル
発電機設備

２Ｄ非常用ディーゼル
発電機設備

高圧炉心スプレイ系
ポンプ室空調機 1

高圧炉心スプレイ系
ポンプ室空調機 2

高圧炉心スプレイ系
ポンプメカクーラ
熱交換器

ストレーナ

２Ｃ非常用
ディーゼル発電機
海水ポンプ

ストレーナ

ストレーナ

放水口へ

２Ｄ非常用
ディーゼル発電機
海水ポンプ

第 19-2 図

放水口へ

高圧炉心スプレイ系
ディーゼル発電機
海水ポンプ

ディーゼル発電機海水系 系統概略図

12 条-添付 2-44

放水口へ

No.
安全機能
系統・機器
多重性又は
多様性

20
原子炉制御室非常用換気空調機能
中央制御室換気系
無中央制御室換気系の動的機器及びフィルタユニットは多重性を有している。
ただし，ダクトの一部が単一設計となっている。

独立性有(1)中央制御室換気系は，二次格納施設外の環境条件において，空調機によって温度管理された状態で健全に動作するよう設計している。
(2)中央制御室換気系は，耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水については影響軽減対策を実施し，火災についても火災の発生防止対策を実施することで，機能喪失しないよう設計する。
(3)中央制御室換気系の動的機器，フィルタユニットは多重化されており，それぞれ 100％容量を有している。電源はそれぞれ異なる区分（区分Ⅰ，区分Ⅱ）から供給しており，1 系統のサポート系の故障が他の系統に影響を及ぼさないよう設計している。
隔離弁は多重化しており，2 つの隔離弁が同時に機能を喪失しないよう，第1 隔離弁と第 2 隔離弁の駆動電源の区分を分離している。
フィルタユニット及び空気調和機の入口弁（空気作動弁）はフェイルオープンとなっており，サポート系の故障により系統機能に影響を及ぼさない設計としている。

長期間に
わたる要求
系統概略図

MO

MO

MO

MO

MO

MO

上記(1)～(3)により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
使用期間は 24 時間以上の長期間。

有第 20-1 図

中央制御室換気系
単一設計箇所

排風用ファン

FO

(A)

(A)

冷却コイル

バグフィルタヘパフィルタチャコールフィルタ

ヘパフィルタ

(B)

(B)

AO

FO

区分Ⅰ
区分Ⅱ

第 20-1 図 中央制御室換気系 系統概略図

12 条-添付 2-45

中央制御室

ヘパフィルタチャコールフィルタ

ヘパフィルタバグフィルタFO
AO

バグフィルタ

FO
AO

冷却コイル

フィルタユニット

バグフィルタ

AO

RE

空気調和機

No.
安全機能
系統・機器
多重性又は
多様性

独立性

21
圧縮空気供給機能
逃がし安全弁［18 個］及び自動減圧機能［7 個］のアキュムレータ並びに主蒸気隔離弁［8 個］のアキュムレータ
有
逃がし安全弁のアキュムレータは 18 個の弁それぞれに設置されており，このうち 7 個の弁には自動減圧系のアキュムレータも別途設置されている。
また，主蒸気隔離弁のアキュムレータについても 8 個の弁それぞれに設置されている。
上記のとおり，弁そのものが多重性を有しており，それぞれ個別にアキュム
レータを有していることから，アキュムレータについても多重性を有している。
有(1)逃がし安全弁，自動減圧機能，主蒸気隔離弁のアキュムレータは，想定される最も過酷な環境条件である原子炉冷却材喪失時において健全に動作するよう設計している。
(2)逃がし安全弁，主蒸気隔離弁のアキュムレータは，耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水，火災については，それぞれの配管における隔離弁の位置的分散を図ることにより，安全機能を損なわないよう設計する。
(3)逃がし安全弁，主蒸気隔離弁のアキュムレータは，それぞれの弁に設置し，4 本の主蒸気配管に分散して配置する設計としている。
サポート系についても，逃がし安全弁(自動減圧系)，主蒸気隔離弁の電源については 2 区分から供給しており，1 区分の故障によっても機能に影響を及
ぼさないよう設計している。

長期間に
わたる要求

系統概略図

上記(1)～(3)により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
有
逃がし安全弁及び自動減圧機能のアキュムレータの使用期間は 24 時間以上の長期間。
主蒸気隔離弁のアキュムレータの使用期間は主蒸気隔離弁が閉止するまでであり，24 時間未満の短期間。
第 21-1 図 逃がし安全弁／自動減圧系
第 21-2 図 主蒸気隔離弁

12 条-添付 2-46

区分Ⅰ

電磁弁
DC

DC

アキュムレータ

区分Ⅱ
DC

アキュムレータ

DC : 125V DC系

DC

電磁弁
DC

DC

DC

AO

AO

DC

DC

DC

DC

AO

AO

DC

DC

DC

AO

AO

AO

DC

AO

AO

A

（自動減圧系）（自動減圧系）C

アキュムレータ（自動減圧系）

DC

DC

DC

DC

AO

AO

DC

DC

DC

DC

DC

DC

AO

AO

AO

電磁弁
DC

アキュムレータ

DC

DC

AO

（自動減圧系）（自動減圧系）（自動減圧系）

B

DC

電磁弁
DC

AO

DC

DC

AO

AO

D
（自動減圧系）

第 21-1 図 逃がし安全弁／自動減圧系 系統概略図

格納容器

アキュムレータ

アキュムレータ

アキュムレータ

アキュムレータ
N2

N2

IA

AO

NO

主蒸気隔離弁(外側)

主蒸気隔離弁(内側)

アキュムレータ

流量制限器

逃がし安全弁

逃がし安全弁アキュムレータNO

AO

主蒸気隔離弁(内側)

主蒸気隔離弁(外側)

流量制限器

アキュムレータ

アキュムレータ

N2

IA

IA

N2

AO

NO

主蒸気隔離弁(外側)

主蒸気隔離弁(内側)

流量制限器

逃がし安全弁

逃がし安全弁流量制限器

第 21-2 図 主蒸気隔離弁 系統概略図

12 条-添付 2-47

IA

NO

AO

主蒸気隔離弁(内側)

主蒸気隔離弁
(外側)

No.
安全機能
系統・機器
多重性又は
多様性
独立性

22
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
原子炉冷却材圧力バウンダリ隔離弁
有
原子炉冷却材圧力バウンダリ隔離弁は，設置許可基準規則 第十七条に適合する設計としており，多重性又は多様性を有している。
有(1)原子炉冷却材圧力バウンダリ隔離弁は，想定される最も過酷な環境条件である原子炉冷却材喪失時において健全に動作するよう設計している。
(2)原子炉冷却材圧力バウンダリ隔離弁は，いずれも耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水，火災については，それぞれの配管における隔離弁の位置的分散を図ることにより，安全機能を損なわないよう設計する。
(3)原子炉冷却材圧力バウンダリの隔離弁は，2 つの隔離弁が同時に機能を喪失しない設計としている。
・第 1 隔離弁と第 2 隔離弁がともに電動弁の場合には駆動電源の区分を分離している。
・第 1 隔離弁と第 2 隔離弁がともに空気作動弁の場合にはフェイルクローズとなる設計としている。
・第 1 隔離弁と第 2 隔離弁のうち一方が逆止弁の場合には，逆止弁にて隔離機能を確保できる設計としている。

長期間に
わたる要求
系統概略図

有

上記(1)～(3)により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
隔離状態を維持するための使用期間は 24 時間以上の長期間。

第 22-1 図

原子炉冷却材圧力バウンダリ隔離弁

12 条-添付 2-48

区分Ⅰ
区分Ⅱ

AO

区分Ⅲ
残留熱除去系（停止時冷却モード）

DC: 125V

AO

原子炉隔離時冷却系

MO

残留熱除去系A（低圧注水モード）

FC

AO

AO

AO

FC
主蒸気系

MO

残留熱除去系B（低圧注水モード）

AO

MO
残留熱除去系C（低圧注水モード）

MO

AO

MO

主蒸気ドレン系（主復水器へ）MO DC
原子炉隔離時冷却系

MO

AO

MO

MO

主蒸気ドレン系（主復水器へ）

高圧炉心スプレイ系

MO

DC

AO

低圧炉心スプレイ系

AO

AO

MO

残留熱除去系A（停止時冷却モード）
残留熱除去系A（停止時冷却モード）

MOMO
残留熱除去系B（停止時冷却モード）

MO

残留熱除去系B（停止時冷却モード）

MO
原子炉冷却材浄化系

MO

DC

DC

第 22-1 図 原子炉冷却材圧力バウンダリ隔離弁 系統概略図

12 条-添付 2-49

No.
安全機能
系統・機器
多重性又は
多様性
独立性

23
原子炉格納容器バウンダリを構成する配管の隔離機能
原子炉格納容器バウンダリ隔離弁
有原子炉格納容器バウンダリ隔離弁は，設置許可基準規則 第三十二条に適合する設計としており，多重性又は多様性を有している。
有(1)原子炉格納容器バウンダリ隔離弁は，想定される最も過酷な環境条件である原子炉冷却材喪失時において健全に動作するよう設計している。
(2)原子炉格納容器バウンダリ隔離弁は，いずれも耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水，火災については，それぞれの配管における隔離弁の位置的分散を図ることにより，安全機能を損なわないよう設計する。
(3)原子炉格納容器バウンダリ隔離弁が 2 弁あるものについては，2 つの隔離弁が同時に機能を喪失しない設計としている。
・第 1 隔離弁，第 2 隔離弁がともに電動弁である場合は，駆動電源の区分を分離している。
・空気作動弁や電磁弁については，フェイルクローズとなる設計としている。
・逆止弁については，逆止弁にて隔離機能を確保できる設計としている。

長期間に
わたる要求
系統概略図

有

上記(1)～(3)により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
隔離状態を維持するための使用期間は 24 時間以上の長期間。

第 23-1 図

原子炉格納容器バウンダリ隔離弁

12 条-添付 2-50

区分Ⅰ

AO

区分Ⅱ
MO
残留熱除去系
DC

FC AO

AO

AO FC

原子炉隔離時冷却系

不活性ガス系

FC

FC

AO FC

FC AO

酸素分析系

主蒸気系

FC

FC

MO

酸素分析系

主蒸気ドレン系

FC

AO FC

AO

MO

MO DC

核分裂生成物モニタ系

原子炉隔離時冷却系
MO

MO

MO

MO

事故時サンプリング

主蒸気ドレン系
DC

FC

AO

MO

AO

AO FC

残留熱除去系

不活性ガス系

MO
MO

DC

残留熱除去系

FC

MO
原子炉冷却材浄化系

MO

FC

FC AO

AO FC

FC

FC AO

AO FC

不活性ガス系

酸素分析系

FC

AO

AO

核分裂生成物モニタ系

不活性ガス系

FC

FC

酸素分析系

FC AO

AO FC

FC AO

AO

FC AO

AO FC

機器ドレン系
MO

MO

事故時サンプリング

FC
床ドレン系
油ドレン系

第 23-1 図

原子炉格納容器バウンダリ隔離弁 系統概略図

12 条-添付 2-51

No.
安全機能
系統・機器
多重性又は
多様性

独立性

24
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
安全保護系（スクラム機能）
有安全保護系（スクラム機能）は 2 つの独立した原子炉緊急停止系より構成されている。
原子炉緊急停止系の各系は 1 つの測定変数に対して 2 つ以上の独立したトリップ接点を持っており，いずれかの接点の動作で当該系がトリップし，2 系統
が共にトリップした場合に原子炉がスクラムする設計となっており，多重性を有している。
有(1)原子炉緊急停止系は，想定される最も過酷な環境条件である原子炉冷却材喪失時及び主蒸気管破断時において健全に動作するよう設計している。
(2)原子炉緊急停止系は，いずれも耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水，火災については，溢水，火災の影響軽減対策等を実施することにより，安全機能を損なわないよう設計する。
(3)原子炉緊急停止系は，その区分に応じ，中央制御室の異なる盤に設置しており，それぞれ分離して配置している。また，電源についてはそれぞれ異なる区分から供給しており，1 つの区分に故障が発生した場合においても安全機能を損なわないよう設計している。

長期間に
わたる要求
系統概略図

－

上記(1)～(3)により，共通要因又は従属要因によって多重性を有する系統が同時にその機能を失わないよう設計していることから，独立性を有している。
使用期間はスクラムのタイミングのみで短期間。

第 24-1 図

原子炉緊急停止系の安全保護回路

第 24-1 図 原子炉緊急停止系の安全保護回路 系統概略図

12 条-添付 2-52

No.
安全機能
系統・機器
多重性又は
多様性

独立性

25
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
安全保護系（非常用炉心冷却系作動，主蒸気隔離，原子炉格納容器隔離，原子炉建屋ガス処理系作動）有
非常用炉心冷却系作動（低圧炉心スプレイ系，残留熱除去系，高圧炉心スプ
レイ系）の安全保護回路はそれぞれの区分に応じた複数の検出器から得られた信号を用い，論理回路（1 out of 2 twice）を通じて作動信号を発生させており，多重性又は多様性を有している。
非常用炉心冷却系作動（自動減圧系）の安全保護回路は2区分の検出器から得られた信号を用い，論理回路を通じて作動信号を発生させており，多重性を有している。
主蒸気隔離の安全保護回路は2区分の検出器から得られた信号を用い，論理回路（1 out of 2 twice）を通じて作動信号を発生させており，多重性を有している。
原子炉格納容器隔離の安全保護回路は2区分の検出器から得られた信号を用
い，論理回路を通じて作動信号を発生させており，多重性を有している。
原子炉建屋ガス処理系作動の安全保護回路は 2 区分の検出器から得られた信号を用い，論理回路（1 out of 2 twice）を通じて作動信号を発生させており，多重性を有している。
有(1)各回路は，想定される最も過酷な環境条件である原子炉冷却材喪失時及び主蒸気管破断時において健全に動作するよう設計している。
(2)各回路は耐震Ｓクラス設備として設計している。また，その区分に応じ，それぞれ異なるエリアに設置しており，溢水，火災が発生した場合においても，安全機能を損なわないよう設計する。
(3)各回路は，その区分に応じ，中央制御室の異なる盤に設置，あるいは盤内において離隔して設置しており，それぞれ分離して配置している。また，電源についてはそれぞれ異なる区分から供給しており，1 つの区分に故障が発生した場合においても安全機能を損なわないよう設計している。

長期間に
わたる要求
系統概略図

有

上記(1)～(3)により，共通要因又は従属要因によって多重性を有する系統が同時にその機能を失わないよう設計していることから，独立性を有している。
使用期間は 24 時間以上の長期間。

第 25-1-1 図 非常用炉心冷却系作動の安全保護回路（低圧炉心スプレイ系・残留熱除去系）
第 25-1-2 図 非常用炉心冷却系作動の安全保護回路（高圧炉心スプレイ系）
第 25-1-3 図 非常用炉心冷却系作動の安全保護回路（自動減圧系）
第 25-2 図
主蒸気隔離の安全保護回路
第 25-3 図
原子炉格納容器隔離の安全保護回路
第 25-4-1 図 原子炉建屋ガス処理系(A)作動の安全保護回路
第 25-4-2 図 原子炉建屋ガス処理系(B)作動の安全保護回路

12 条-添付 2-53

第 25-1-1 図 非常用炉心冷却系作動の安全保護回路（低圧炉心スプレイ系・残留熱除去系）
系統概略図

第 25-1-2 図 非常用炉心冷却系作動の安全保護回路（高圧炉心スプレイ系） 系統概略図

12 条-添付 2-54

第 25-1-3 図 非常用炉心冷却系作動の安全保護回路（自動減圧系） 系統概略図

第 25-2 図 主蒸気隔離の安全保護回路 系統概略図

12 条-添付 2-55

第 25-3 図 原子炉格納容器隔離の安全保護回路 系統概略図

12 条-添付 2-56

第 25-4-1 図 原子炉建屋ガス処理系（A）作動の安全保護回路 系統概略図

第 25-4-2 図 原子炉建屋ガス処理系（B）作動の安全保護回路 系統概略図

12 条-添付 2-57

No.
安全機能
系統・機器
多重性又は
多様性

独立性

26
事故時の原子炉の停止状態の把握機能
起動領域計装原子炉スクラム用電磁接触器の状態監視設備及び制御棒位置監視設備
有
起動領域計装は，中性子源領域と中間領域の 2 つの領域で 8 チャンネルによる中性子モニタリングを行っており，多重性を有している。
原子炉スクラム用電磁接触器の状態監視設備と制御棒位置監視設備による確
認によって多様性を有している。
有〈起動領域計装〉(1)起動領域計装は，想定される最も過酷な環境条件である原子炉冷却材喪失時において健全に動作するよう設計している。
(2)起動領域計装は，いずれも耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水，火災については，位置的分散を図るとともに，溢水，火災の影響軽減対策等を実施することにより，同時に監視不能とならないよう設計する。
(3)起動領域計装は，その区分に応じ，中央制御室の異なる盤に設置，あるいは盤内において離隔して設置しており，それぞれ分離して配置している。また，電源についてはそれぞれ異なる区分から供給しており，1 つの区分に故障が発生した場合においても安全機能を損なわないよう設計している。
上記(1)～(3)により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
〈原子炉スクラム用電磁接触器の状態監視設備及び制御棒位置監視設備〉
原子炉の停止状態を原子炉スクラム用電磁接触器の状態と制御棒位置で判断することにより，原子炉の停止状態を把握する。
(1)原子炉スクラム用電磁接触器の状態監視設備は，二次格納施設外の環境条
件において，空調機によって温度管理された状態で健全に動作するよう設計している。
制御棒位置監視設備は，通常運転時の環境条件下において動作するよう設計している。
(2)原子炉スクラム用電磁接触器の状態監視設備は，耐震Ｓクラス設備として設計している。また，溢水については，中央制御室は溢水源が無いこと，火災については常駐する運転員による早期感知・消火が可能であることから，機能に影響を及ぼすものではない。
制御棒位置監視設備は，耐震Ｃクラス設備として設計している。
(3)原子炉スクラム用電磁接触器の状態監視設備は，その区分に応じ，中央制御室の異なる盤に設置しており，それぞれ分離して配置している。また，電源についてはそれぞれ異なる区分から供給しており，1 つの区分に故障が発生した場合においても安全機能を損なわないよう設計している。
制御棒位置監視設備と原子炉スクラム用電磁接触器の状態監視設備とは，物理的分離を行っている。

長期間に
わたる要求
系統概略図

有

上記(1)～(3)により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
使用期間は 24 時間以上の長期間。

第 26-1 図
第 26-2 図

起動領域計装原子炉スクラム用電磁接触器の状態監視設備及び制御棒位置監視設備

12 条-添付 2-58

第 26-1 図

第 26-2 図

起動領域計装 系統概略図

原子炉スクラム用電磁接触器の状態監視設備及び制御棒位置監視設備 系統概略図

12 条-添付 2-59

No.
安全機能
系統・機器
多重性又は
多様性
独立性

27
事故時の炉心冷却状態の把握機能
原子炉水位計装（広帯域，燃料域）
原子炉圧力計装
有
原子炉水位計装（広帯域，燃料域）及び原子炉圧力計装はそれぞれ 2 区分設
置しており，多重性を有している。
有(1)各計装は，想定される最も過酷な環境条件である原子炉冷却材喪失時において健全に動作するよう設計している。
(2)各計装は，いずれも耐震Ｓクラス設備として設計している。
また，溢水，火災については，位置的分散を図るとともに，溢水，火災の影
響軽減対策等を実施することにより，同時に監視不能とならないよう設計する。
(3)各計装は，その区分に応じ，中央制御室の盤内において離隔して設置しており，それぞれ分離して配置している。また，電源についてはそれぞれ異なる区分から供給しており，1 つの区分に故障が発生した場合においても安全機能を損なわないよう設計している。

長期間に
わたる要求
系統概略図

有

上記(1)～(3)により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
使用期間は 24 時間以上の長期間。

第 27-1 図

原子炉水位計装（広帯域，燃料域），原子炉圧力計装第 27-1 図 原子炉水位計装（広帯域，燃料域），原子炉圧力計装 系統概略図

12 条-添付 2-60

No.
安全機能
系統・機器

多重性又は
多様性
独立性

28
事故時の放射能閉じ込め状態の把握機能
原子炉格納容器圧力計装
サプレッション・プール水温度計装
原子炉格納容器エリア放射線量率計装
有
各計装はそれぞれ 2 区分設置しており，多重性を有している。
有(1)各計装は，想定される最も過酷な環境条件である原子炉冷却材喪失時において健全に動作するよう設計している。
(2)サプレッション・プール水温度計装及び原子炉格納容器エリア放射線量率
計装は，いずれも耐震Ｓクラス設備として設計している。原子炉格納容器圧力計装は，耐震Ｓクラス設備として設計する。
また，溢水，火災については，位置的分散を図るとともに，溢水，火災の影
響軽減対策等を実施することにより，同時に監視不能とならないよう設計する。
(3)サプレッション・プール水温度計装及び原子炉格納容器エリア放射線量率
計装は，その区分に応じ，中央制御室の異なる盤に設置しており，それぞれ分離して配置している。また，電源についてはそれぞれ異なる区分から供給しており，1 つの区分に故障が発生した場合においても安全機能を損なわないよう設計している。
(4)原子炉格納容器圧力計装は，その区分に応じ，中央制御室の異なる盤に設置，あるいは盤内において離隔して設置し，それぞれ分離して配置する設計とする。また，電源についてはそれぞれ異なる区分から供給し，1 つの区分に故障が発生した場合においても安全機能を損なわない設計とする。

長期間に
わたる要求
系統概略図

有

上記(1)～(4)により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
24 時間以上の長期間。

第 28-1 図
第 28-2 図

原子炉格納容器圧力計装，サプレッション・プール水温度計装
原子炉格納容器エリア放射線量率計装12 条-添付 2-61

第 28-1 図

原子炉格納容器圧力計装，サプレッション・プール水温度計装 系統概略図

第 28-2 図

原子炉格納容器エリア放射線量率計装 系統概略図

12 条-添付 2-62

No.
安全機能
系統・機器

多重性又は
多様性

独立性

29
事故時のプラント操作のための情報の把握機能【冷温停止への移行】
・原子炉圧力計装
・原子炉水位計装（広帯域）【ドライウェルスプレイ】
・原子炉水位計装（広帯域，燃料域）
・原子炉格納容器圧力計装【サプレッション・プール冷却】・原子炉水位計装（広帯域，燃料域）
・サプレッション・プール水温度計装【可燃性ガス濃度制御系起動】
・原子炉格納容器水素濃度計装
・原子炉格納容器酸素濃度計装【放射性気体廃棄物処理系の隔離】
・主排気筒放射線モニタ計装
有【冷温停止への移行】
原子炉圧力計装及び原子炉水位計装（広帯域）はそれぞれ 2 区分設置しており，多重性を有している。
【ドライウェルスプレイ】
原子炉水位計装（広帯域，燃料域）及び原子炉格納容器圧力計装はそれぞれ
2 区分設置しており，多重性を有している。
【サプレッション・プール冷却】原子炉水位計装（広帯域，燃料域）及びサプレッション・プール水温度計装はそれぞれ 2 区分設置しており，多重性を有している。
【可燃性ガス濃度制御系起動】
原子炉格納容器水素濃度計装及び原子炉格納容器酸素濃度計装はそれぞれ 2
区分設置しており，多重性を有している。
【放射性気体廃棄物処理系の隔離】
主排気筒放射線モニタ計装は 2 区分設置しており，多重性を有している。
有(1)各計装は，想定される最も過酷な環境条件である原子炉冷却材喪失時において健全に動作するよう設計している。主排気筒放射線モニタは排気筒モニ
タ建屋に設置しており，放射性気体廃棄物処理施設破損時の排気筒モニタ建屋における環境下で健全に動作するよう設計している。
(2)各計装は，耐震Ｓクラス設備として設計している。原子炉格納容器圧力計装は，耐震Ｓクラス設備として設計する。また，溢水，火災については，位置的分散を図るとともに，溢水，火災の影響軽減対策等を実施することにより，同時に監視不能とならないよう設計する。
主排気筒放射線モニタ計装は，区分に応じて個別の盤・ラックに配置し，系統分離する。
(3)各計装は，その区分に応じ，中央制御室の異なる盤に設置しており，それぞれ分離して配置している。また，電源についてはそれぞれ異なる区分から供給しており，1 つの区分に故障が発生した場合においても安全機能を損なわないよう設計している。
(4)原子炉格納容器圧力計装は，その区分に応じ，中央制御室の異なる盤に設置，あるいは盤内において離隔して設置し，それぞれ分離して配置する設計とする。また，電源についてはそれぞれ異なる区分から供給し，1 つの区分に故障が発生した場合においても安全機能を損なわない設計とする。

12 条-添付 2-63

(5)主排気筒放射線モニタ計装の電源についてはそれぞれ異なる区分から供給
し，1 つの区分に故障が発生した場合においても安全機能を損なわない設計とする。
上記(1)～(5)により，共通要因又は従属要因によって当該機能を同時に喪失させない設計としており，独立性を有している。
長期間に
わたる要求
系統概略図

有

使用期間は 24 時間以上の長期間。

第 29-1 図
第 29-2 図
第 29-3 図
第 29-4 図

原子炉水位計装（広帯域，燃料域），原子炉圧力計装
原子炉格納容器圧力計装，サプレッション・プール水温度計装
原子炉格納容器水素濃度計装及び酸素濃度計装
主排気筒放射線モニタ計装

第 29-1 図 原子炉水位計装（広帯域，燃料域），原子炉圧力計装12 条-添付 2-64

系統概略図

第 29-2 図

原子炉格納容器圧力計装，サプレッション・プール水温度計装 系統概略図

第 29-3 図 原子炉格納容器水素濃度計装及び酸素濃度計装 系統概略図

12 条-添付 2-65

第 29-4 図 主排気筒放射線モニタ計装 系統概略図

12 条-添付 2-66

【補足】安全施設に係る区分分離の基本原則について

1.

はじめに
本資料では，東海第二発電所の安全施設に係る区分分離全体の基本原則について以下のとおり整理した。

2.

区分分離の種類

2.1

安全施設の区分分離
安全機能を有する構築物，系統及び機器（安全施設）のうち，重要度が特に高い安全機能を有するもの，及びそれ以外のものについての区分分離の考え方を以下に示す。
(1)

安全機能を有する構築物，系統及び機器（安全施設）のうち，重要度が特に高い安全機能を有するもの
安全機能を有する構築物，系統及び機器（安全施設）のうち，重要度が特に高い安全機能を有するものについては，以下の（Ａ）（Ｂ）のとおり
設計している。

（Ａ）多重性又は多様性を確保するために設置した同一の機能を有する安全施設との間において，「単一故障（従属要因による多重故障含む）」が発生した場合であっても機能できるよう「独立性」を確保【設置許可基準規則第十二条第２項】（Ｂ）他の安全施設との間，または非安全施設との間において，「その一方の運転又は故障等」により安全機能が阻害されないように「機能的隔離
及び物理的分離」を実施【設置許可基準規則第十二条第１項及び重要度分類指針】

12 条-添付 2-補足-1

(2)

安全施設のうち，①以外のもの
安全施設のうち，①以外のものについては，以下の（Ｂ）のとおり設計することとしている。

（Ｂ）他の安全施設との間，または非安全施設との間において，「その一方の運転又は故障等により」安全機能が阻害されないように「機能的隔離
及び物理的分離」を実施【同①（Ｂ）】

安全施設の区分分離の具体例を図 1 に，同一機能内の区分分離及び異なる機能間での区分分離の考え方を図 2 示す。

図1

安全施設の区分分離の具体例

12 条-添付 2-補足-2

図2

同一機能内の区分分離及び異なる機能間での区分分離

東海第二発電所では，新規制基準を踏まえ，（Ａ）（Ｂ）に加えて，設置許可基準規則第八条（火災による損傷の防止）に基づく区分分離や，設置許可基準規則第九条（溢水による損傷の防止）に基づく区分分離も実施することとしている。
なお，（Ｂ）異なる機能間での区分分離（機能的隔離及び物理的分離）については安全施設全てを対象としているが，「同位ないし上位の重要度を有する他方に期待される安全機能が阻害され，もって原子炉施設の安全が損なわれることのないように」することが目的であることを踏まえると，安全施設のうちクラス３（ＰＳ－３，ＭＳ－３）の系統については，影響を受ける側の系統として見た場合，当該安全機能が阻害された場合においても代替性や復旧性を考慮すると原子炉施設の安全が損なわれることはない，と評価できる。
12 条-添付 2-補足-3

2.2

火災に対する分離について
火災に対する分離については，設置許可基準規則十二条に基づく分離と同第八条に基づく分離があり，以下の様な違いがある。
(1)（Ａ）同一機能内での区分分離（独立性の確保）
火災によっても他区分の設備が損傷しないよう，火災の影響を受ける可能性のある機器について，ＩＥＥＥ384-1992（ＩＥＥＥ Standard
Criteria Independence of Class 1E Equipment and Circuits）に基づく
離隔距離の確保，又は耐火障壁の設置により，同一機能内での区分分離を実施(2)（Ｂ）異なる機能間での区分分離（機能的隔離及び物理的分離）
火災によっても他機能の安全設備の機能を確保するよう，火災の影響を受ける可能性のある機器について，ＩＥＥＥ384-1992（ＩＥＥＥStandard Criteria Independence of Class 1E Equipment andCircuits）に基づく離隔距離の確保，又は耐火障壁の設置により，異なる
機能間での区分分離を実施(3)

区域又は区画内の安全機能が全喪失することを仮定した区分分離（3 時間耐火障壁による物理的分離）
上記（Ａ）（Ｂ）の区分分離に加え，原子炉の高温停止及び冷温停止に係る安全機能を有する機器については，保守的に，火災により当該機器を設置する区域又は区画内の安全機能が全喪失することを仮定しても，少な
くとも１区分以上の原子炉の高温停止及び冷温停止機能が確保されるように，３時間耐火能力を有する耐火障壁の設置により，原則として，安全系
区分Ⅰ・Ⅱ間での区分分離を行う。

12 条-添付 2-補足-4

2.3

同一機能内・異なる機能間での分離を脅かすエネルギーについて
同一機能内・異なる機能間での分離を脅かすエネルギーを，プラント内部で発生するエネルギー及びプラント外部で発生するエネルギーに分類すると，以下のとおり整理できる。
(1)

プラント内部で発生するエネルギー
・環境条件
・火災
・溢水
・内的エネルギー（配管内のエネルギー，回転機器の回転エネルギー）(2)

プラント外部で発生するエネルギー・地震・津波・その他自然現象，人為事象（偶発的）3.

区分分離の設計方針
プラント内部で発生するエネルギー，プラント外部で発生するエネルギーを想定した分離設計の考えについて，分離方法毎に整理した結果を表 1 に示す。

12 条-添付 2-補足-5

表1

区分分離の設計方針について
分離手段

分離方法

想定事象

機器

距離

障壁

○

－

設計方針
（格納容器内）・パイプホイップ評価を行い，配管の破断により安全機能が損なわれないような配置設計（必要に応じてパイプ
ホイップレストレイントを設置）とする。

配管の損傷において影響がある機器（格納容器外）○○・系統区分を考慮した配置とし，安全上重要な系統及び機器については，原則，各区分ごとに障壁による分離配置を行い，破断配管と分離する設計とする。
（タービンミサイル）

内部エネルギー○○

・「タービンミサイル評価について」（昭和 52 年 7 月 20 日原子力委員会原子炉安全専門審査会）に基づきタービ
ンミサイル評価を行い，使用済燃料プール落下確率が 10－７/年以下であるように配置上の考慮を行う。
・タービンミサイルが貫通しない障壁を設ける設計とする。

物理的分離（その他ポンプ，モータ等のインターナルミサイル）

回転機器の損傷において影響がある機器

・ポンプ，モータ，タービン（RCIC 系，給水系）などの異常によりミサイルが発生する確率が 10－７/年以下であ12 条-添付 2-補足-6

○

○

ること。
・上記が不可能な場合には，安全上重要な系統，機器へのミサイル落下確率（破壊に至らしめる確率）が 10－７/年
以下であること。
・上記が不可能な場合には，隔離壁を追加する設計とする。

火災

火災において影響がある機器

ｹｰﾌﾞﾙ

○

○

補機

○

○

盤・ラック

○

○

環境条件

・IEEE Std 384-1992(IEEE Standard Criteria for Independence of Class 1E Equipment and Circuits)に基づ
く隔離距離により分離する設計とする。
・耐火障壁等により分離する設計とする。

各機器は想定される環境条件に耐えうる設計とする。
溢水の発生要因（想定破損，消火等，地震起因）ならびに溢水影響モード（没水，被水，蒸気曝露）それぞれに対溢水※

し，『溢水の発生防止』，『溢水の拡大防止』，『溢水の影響防止』の３方策を適切に組み合わせることにより，複数

地震

耐震重要施設は基準地震動に対してその機能を損なわない設計とする。

津波※

設計基準津波が各機器に到達しないよう防護する設計とする。

その他自然現象，人為事象（偶発的）※

屋内機器は影響を受けないこと，屋外機器は個別に防護する設計とする。

分離方法

分離手段

設計方針

機能的隔離

隔離装置

その他

の安全区分が同時に機能喪失しないよう設計する。

（想定事象に対する頑健性の確保）※想定事象に対する頑健性の確保のため，物理的分離を実施する場合がある。

タイラインを有する系統間を弁の構成によって隔離する，計装系において光変換カード等を系統間に介在させる，
電気系において遮断器等を用いた隔離部分を設ける設計とする。

4.

まとめ

(1)

区分分離には以下の 2 つの種類があり，これらによって必要な安全機能を守っている。

（Ａ）同一機能内での区分分離（独立性の確保）（Ｂ）異なる機能間での区分分離（機能的隔離及び物理的分離）(2)

区分分離を脅かすエネルギーとしては，プラント内部／外部で発生するエネルギーがそれぞれ考えられるため，各々について整理した。

(3)

東海第二発電所は，当該系／関連系（直接関連系，間接関連系）について，本区分分離の基本原則に基づき，プラント設計を行っている。

12 条-添付 2‐補足-7

重要度の特に高い安全機能を有する系統の分析結果（1／5）
No.

安全機能
（設置許可基準規則第12条）

対象系統・機器

1

原子炉の緊急停止機能

制御棒及び制御棒駆動系［185本］

2

未臨界維持機能

制御棒及び制御棒駆動系［185本］
ほう酸水注入系

3

原子炉冷却材圧力バウンダリの 逃がし安全弁（安全弁とし過圧防止機能ての開機能）

412条-添付3-1

原子炉停止後における除熱のた 残留熱除去系（原子炉停止
めの崩壊熱除去機能
時冷却モード）原子炉隔離時冷却系
高圧炉心スプレイ系

5

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）
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却モード）
原子炉停止後における除熱のた 原子炉隔離時冷却系
めの原子炉が隔離された場合の注水機能
高圧炉心スプレイ系

フロー①に係わる抽出
フロー②に係わる抽出
静的機器
系統の使用 対象 独立性
フロー①
単一設計
多重性 安全機能の多重性又は多様性の有無
期間 系統
対象機器
の有無
箇所
制御棒及び制御棒駆動系は185本
多重性
有設置しており，多重性を有してい
－
－
短期
－
有
有
る。
2種類の異なる機構により未臨界
有
－
－
長期
－
有
多様性 を維持することが可能な設計と有なっており，多様性を有してい
－
－
－
短期
－
有
る。
－

－

－

有

－

－

－

－

有

－

－

－

－

有

－

－

－

－

有

－

－

－

有

有

－

－

－

有

有

－

－

－

有

－

－

－

有

－

－

－

有

－

－

－

有

－

有

有

有

－
－

6

原子炉停止後における除熱のた 逃がし安全弁（手動逃がしめの原子炉が隔離された場合の 機能）
圧力逃がし機能

逃がし安全弁は18個設置してお
多重性 り，安全弁機能は全てに備わっていることから，多重性を有してい有る。

有自動減圧系（手動逃がし機
能）

動作原理の異なる複数のポンプに多様性 より原子炉への注水を行うことが可能であり，多様性を有してい有る。
逃がし安全弁（手動逃がし機能）は18個設置されており，このうち7個は自動減圧系（手動逃がし機能）を兼ねている。
多重性
これらの弁には全て個別にアキュ有ムレータが設けられ，個別に動作させることが可能な設計としており，多重性を有している。

長期

長期

長期
－

－

添付3

有

多様性 複数の除熱手段を有していること
から，多様性を有している。
有短期

重要度の特に高い安全機能を有する系統の分析結果（2／5）
No.

安全機能
（設置許可基準規則第12条）

対象系統・機器

712条-添付3-2

事故時の原子炉の状態に応じた 高圧炉心スプレイ系
炉心冷却のための原子炉内高圧
自動減圧系（逃がし安全時における注水機能弁）
低圧炉心スプレイ系
残留熱除去系（低圧注水
モード）
8 事故時の原子炉の状態に応じた 低圧炉心スプレイ系
炉心冷却のための原子炉内低圧時における注水機能
残留熱除去系（低圧注水
モード）
高圧炉心スプレイ系
9 事故時の原子炉の状態に応じた 自動減圧系（逃がし安全
炉心冷却のための原子炉内高圧 弁）時における減圧系を作動させる機能
10 格納容器内又は放射性物質が格 原子炉建屋ガス処理系（非納容器内から漏れ出た場所の雰 常用ガス再循環系，非常用
囲気中の放射性物質の濃度低減 ガス処理系）
機能
11 格納容器の冷却機能

フロー①に係わる抽出
フロー②に係わる抽出
静的機器
系統の使用 対象 独立性
フロー①
単一設計
多重性 安全機能の多重性又は多様性の有無
期間 系統
対象機器
の有無
箇所
－
－
－
－
有
事故後の高圧時における炉心冷却は，高圧炉心スプレイ系又は「自
有
－
－
－
有
多様性 動減圧系による原子炉減圧及び低短期
有
圧非常用炉心冷却系」によって達
－
－
－
－
有
成できる設計としており，多様性を有している。
有
－
－
－
有
－
有

低圧炉心スプレイ系，残留熱除去
多様性 系（低圧注水モード），高圧炉心有スプレイ系によって多様性を有し
ている。

－
有

－

残留熱除去系（格納容器ス
プレイ冷却モード）－

12 格納容器内の可燃性ガス濃度制 可燃性ガス濃度制御系
御機能有

13 非常用交流電源から非常用の負 非常用電源系（交流）
荷に対し電力を供給する機能

有

自動減圧系（逃がし安全弁）は7
多重性個設置しており，多重性を有して有いる。
原子炉建屋ガス処理系の動的機器
及びフィルタユニットは多重性を－有している。
ただし，配管の一部が単一設計となっている。
残留熱除去系（格納容器スプレイ
冷却モード）の動的機器は多重性を有している。
－
ただし，スプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）は単一設計となっている。
可燃性ガス濃度制御系は2系統設
多重性置しており，多重性を有してい有る。
非常用電源系（交流）は3区分設
多重性置しており，多重性を有してい
有
る。

－

－

－

有

－

－

－

有

－

－

－

有

－

－

短期

－

有

○

配管の一
部

長期

○

有

○

ｽﾌﾟﾚｲﾍｯﾀﾞ（ｻﾌﾟﾚｯｼｮ
ﾝ･ﾁｪﾝﾊﾞ
側）

長期

○

有

－

－

長期

－

有

－

－

長期

－

有

長期

重要度の特に高い安全機能を有する系統の分析結果（3／5）
No.

安全機能
（設置許可基準規則第12条）

対象系統・機器

14 非常用直流電源から非常用の負 非常用所内電源系（直流電
荷に対し電力を供給する機能
源系統）

15 非常用の交流電源機能

ディーゼル発電機設備

16 非常用の直流電源機能

直流電源設備

フロー①に係わる抽出
フロー②に係わる抽出
静的機器
系統の使用 対象 独立性
フロー①
単一設計
多重性 安全機能の多重性又は多様性の有無
期間 系統
対象機器
の有無
箇所
非常用所内電源系（直流電源系
統）の非常用所内電源，中性子モ
多重性
ニタ用はそれぞれ3区分，2区分設
－
－
長期
－
有
有
有
置しており，それぞれ多重性を有している。
ディーゼル発電機設備は3区分あ
多重性
有
－
－
長期
－
有
り，多重性を有している。
有
有

12条-添付3-3

17 非常用の計測制御用電源機能

計測制御用電源設備

18 補機冷却機能

残留熱除去系海水系及びディーゼル発電機海水系

19 冷却用海水供給機能

有有

直流電源設備の非常用所内電源，
多重性 中性子モニタ用はそれぞれ3区
有分，2区分設置しており，それぞれ多重性を有している。
多重性 計測制御用電源設備は3区分設置
有しており，多重性を有している。
残留熱除去系海水系は2区分，ディーゼル発電機海水系は3区分
多重性
設置しており，多重性を有してい有る。

20 原子炉制御室非常用換気空調機 中央制御室換気系
能－21 圧縮空気供給機能

逃がし安全弁［18個］のア
キュムレータ
自動減圧機能［7個］のア
キュムレータ
主蒸気隔離弁［8個］のア
キュムレータ22 原子炉冷却材圧力バウンダリを 原子炉冷却材圧力バウンダ
構成する配管の隔離機能
リ隔離弁

有
有
有

有

－

中央制御室換気系の動的機器及びフィルタユニットは多重性を有している。
ただし，ダクトの一部が単一設計となっている。

多重性
有
多重性
有
多重性
有

弁そのものが多重性を有しており，それぞれ個別にアキュムレー
タを有していることから，アキュ
ムレータについても多重性を有している。

原子炉冷却材圧力バウンダリ隔離
多重性 弁は，設置許可基準規則 第十七有条に適合する設計としており，多重性又は多様性を有している。

－

－

長期

－

有

－

－

長期

－

有

－

－

長期

－

有

○

配管の一
部

長期

○

有

－

－

長期

－

有

－

－

長期

－

有

－

－

短期

－

有

－

－

長期

－

有

重要度の特に高い安全機能を有する系統の分析結果（4／5）
No.

安全機能
（設置許可基準規則第12条）

対象系統・機器

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

24 原子炉停止系に対する作動信号 安全保護系（スクラム機（常用系として作動させるもの 能）を除く）の発生機能12条-添付3-4

25 工学的安全施設に分類される機 安全保護系（非常用炉心冷器若しくは系統に対する作動信 却系作動，主蒸気隔離，原号の発生機能子炉格納容器隔離，原子炉
建屋ガス処理系作動）

フロー①に係わる抽出
フロー②に係わる抽出
静的機器
系統の使用 対象 独立性
フロー①
単一設計
多重性 安全機能の多重性又は多様性の有無
期間 系統
対象機器
の有無
箇所
原子炉格納容器バウンダリ隔離弁
多重性 は，設置許可基準規則 第三十二
有
－
－
長期
－
有
有
条に適合する設計としており，多重性又は多様性を有している。
安全保護系（スクラム機能）は2
つの独立した原子炉緊急停止系より構成されている。
原子炉緊急停止系の各系は1つの測定変数に対して2つ以上の独立多重性 したトリップ接点を持っており，
－
－
短期
－
有
有
いずれかの接点の動作で当該系が有トリップし，2系統が共にトリッ
プした場合に原子炉がスクラムする設計となっており，多重性を有
している。

有

安全保護系は，各区分において複多重性 数の検出器から得られた信号を用
又は多 い，安全論理回路を通じて作動信様性有 号を発生させており，多重性又は多様性を有している。

－

－

有

起動領域計装は，中性子源領域と中間領域の2つの領域で8チャンネ
多重性
ルによる中性子モニタリングを有行っており，多重性を有してい
る。

－

－

原子炉スクラム用電磁接触器の状態監視設備及び制御
棒位置監視設備－

原子炉スクラム用電磁接触器の状
多様性 態監視設備と制御棒位置監視設備
有による確認によって多様性を有し
ている。

－

－

27 事故時の炉心冷却状態の把握機 原子炉水位計装（広帯域，
能
燃料域）

有

原子炉水位計装（広帯域，燃料多重性域）は2区分設置しており，多重有性を有している。

－－

多重性 原子炉圧力計装は2区分設置して有
おり，多重性を有している。

－

26 事故時の原子炉の停止状態の把 起動領域計装
握機能

原子炉圧力計装

有

長期

－

有

－

有

－

有

－

有

－

有

長期

長期
－

重要度の特に高い安全機能を有する系統の分析結果（5／5）
No.

安全機能
（設置許可基準規則第12条）

対象系統・機器

28 事故時の放射能閉じ込め状態の 原子炉格納容器圧力計装
把握機能
サプレッション・プール水
温度計装
原子炉格納容器エリア放射線量率計装12条-添付3-5

29 事故時のプラント操作のための 原子炉圧力計装
情報の把握機能
原子炉水位計装（広帯域，燃料域）
原子炉格納容器圧力計装

サプレッション・プール水
温度計装

フロー①に係わる抽出
フロー②に係わる抽出
静的機器
系統の使用 対象 独立性
フロー①
単一設計
多重性 安全機能の多重性又は多様性の有無
期間 系統
対象機器
の有無
箇所
原子炉格納容器圧力計装は2区分
多重性設置しており，多重性を有してい
－
－
－
有
有
有
る。
サプレッション・プール水温度計
多重性
長期
有
装は2区分設置しており，多重性
－
－
－
有
有
を有している。
原子炉格納容器エリア放射線量率
多重性
有計装は2区分設置しており，多重
－
－
－
有
有
性を有している。
多重性 原子炉圧力計装は2区分設置して
有
－
－
－
有
有
おり，多重性を有している。
原子炉水位計装（広帯域，燃料多重性域）は2区分設置しており，多重
－
－
－
有
有
有
性を有している。
原子炉格納容器圧力計装は2区分
多重性設置しており，多重性を有してい
－
－
－
有
有
有
る。
サプレッション・プール水温度計
多重性
有
装は2区分設置しており，多重性
－
－
－
有
有
長期
を有している。

原子炉格納容器水素濃度計
装

有

原子炉格納容器水素濃度計装は2
多重性
区分設置しており，多重性を有し
有
ている。

－

－

－

有

原子炉格納容器酸素濃度計
装

有

原子炉格納容器酸素濃度計装は2
多重性
区分設置しており，多重性を有し
有
ている。

－

－

－

有

有

主排気筒放射線モニタ計装は2区多重性分設置しており，多重性を有して
有
いる。

－

－

－

有

主排気筒放射線モニタ計装添付 4
設計基準事故解析で期待する異常影響緩和系について

設計基準事故解析で期待する異常影響緩和系の系統・機器を確認する。

1.

確認方法
東海第二発電所の設計基準事故解析において期待する異常影響緩和系の系
統・機器を抽出し，その重要度分類を確認する。

2.

確認結果
第 1 表に示すとおり，設計基準事故解析において期待する異常影響緩和系の系統・機器について確認した。ＭＳ－３の系統・機器は，主排気筒放射線
モニタのみである。
第1表

設計基準事故解析において期待する異常影響緩和系の重要度分類確認結果（1／4）

設計基準事故
期待する異常影響緩和系
原子炉冷却材の喪失又は炉心冷却状態の著しい変化
・制御棒及び制御棒駆動系

機能

重要度分類

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

・逃がし安全弁（安全弁としての開機能）
・低圧炉心スプレイ系
・残留熱除去系（低圧注水モード）
炉心冷却機能・ 原 子 炉 冷 却 ・高圧炉心スプレイ系
材喪失
・自動減圧系
・原子炉緊急停止の安全保護回路（原子炉水位低）工学的安全施 設及び原 子炉
・非常用炉心冷却系作動の安全保 停止系への作 動信号の 発生
護回路（原子炉水位異常低下， 機能
ドライウェル圧力高）
・非常用所内電源系
安全上特に重要な関連機能

12 条-添付 4-1

ＭＳ－１

第1表

設計基準事故解析において期待する異常影響緩和系の重要度分類確認結果（2／4）

設計基準事故
期待する異常影響緩和系
原子炉冷却材の喪失又は炉心冷却状態の著しい変化
・制御棒及び制御棒駆動系

機能

重要度分類

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

・逃がし安全弁（安全弁としての開機能）
・原子炉冷却・残留熱除去系（原子炉停止時冷
材流量の喪
却モード）
失
・原子炉隔離時冷却系
原子炉停止後の除熱機能
・原子炉冷却・逃がし安全弁（手動逃がし機能）
材ポンプの・自動減圧系（手動逃がし機能）
軸固着
工学的安全施 設及び原 子炉・原子炉緊急停止の安全保護回路
停止系への作 動信号の 発生（主蒸気止め弁閉）機能・非常用所内電源系
安全上特に重要な関連機能
反応度の異常な投入又は原子炉出力の急激な変化
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・逃がし安全弁（安全弁としての 原子炉冷却材 圧力バウ ンダ
開機能）
リの過圧防止機能・残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）
・制御棒落下 ・原子炉隔離時冷却系
原子炉停止後の除熱機能・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）
工学的安全施 設及び原 子炉・原子炉緊急停止の安全保護回路
停止系への作 動信号の 発生（出力領域中性子束高）
機能・非常用所内電源系
安全上特に重要な関連機能
環境への放射性物質の異常な放出・放射性気体廃棄物処理系隔離弁・ 放 射 性 気 体 ・排気筒（非常用ガス処理系排気 放射性物質放出の防止機能
筒の支持機能以外）
廃棄物処理
施設の破損
緊急時対策上 重要なも の及・主排気筒放射線モニタ
び異常状態の把握機能

12 条-添付 4-2

ＭＳ－１

ＭＳ－１

ＭＳ－２
ＭＳ－３

第1表

設計基準事故解析において期待する異常影響緩和系の重要度分類確認結果（3／4）

設計基準事故
期待する異常影響緩和系
環境への放射性物質の異常な放出・制御棒及び制御棒駆動系

機能
原子炉の緊急停止機能
未臨界維持機能・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
原子炉停止後の除熱機能・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）
・主蒸気管破
放射性物質の閉じ込め機
断・主蒸気流量制限器
能，放射線の 遮蔽及び 放出
・主蒸気隔離弁低減機能
・原子炉緊急停止の安全保護回路
工学的安全施 設及び原 子炉（主蒸気隔離弁閉）停止系への作 動信号の 発生・主蒸気隔離の安全保護回路
機能（主蒸気管流量大）・非常用所内電源系
安全上特に重要な関連機能
放射性物質の閉じ込め機
・遮蔽設備（二次遮蔽壁）
能，放射線の 遮蔽及び 放出
低減機能・原子炉建屋ガス処理系作動の安 工学的安全施 設及び原 子炉
全保護回路（原子炉建屋放射能 停止系への作 動信号の 発生・燃料集合体高）
機能の落下
・非常用所内電源系
安全上特に重要な関連機能
・原子炉建屋原子炉棟
・原子炉建屋ガス処理系
放射性物質放出の防止機能・非常用ガス処理系排気筒

・原子炉冷却
材喪失

・格納容器
・格納容器隔離弁（主蒸気隔離弁含む）
・原子炉建屋原子炉棟
・残留熱除去系（格納容器スプレ
イ冷却モード）・原子炉建屋ガス処理系
・非常用ガス処理系排気筒・遮蔽設備（一次遮蔽壁，二次遮蔽壁）・主蒸気隔離弁・制御棒落下・主蒸気隔離の安全保護回路（主蒸気管放射能高）

重要度分類

ＭＳ－１

ＭＳ－１

ＭＳ－２

放射性物質の閉じ込め機
能，放射線の 遮蔽及び 放出
低減機能

ＭＳ－１

放射性物質の閉じ込め機
能，放射線の 遮蔽及び 放出低減機能
工学的安全施 設及び原 子炉停止系への作 動信号の 発生
信号

ＭＳ－１

12 条-添付 4-3

第1表

設計基準事故解析において期待する異常影響緩和系の重要度分類確認結果（4／4）

設計基準事故
期待する異常影響緩和系
機能
原子炉格納容器内圧力，雰囲気等の異常な変化
・低圧炉心スプレイ系
・残留熱除去系（低圧注水モード） 炉心冷却機能
・高圧炉心スプレイ系
・ベント管付き真空破壊弁
放射性物質の閉じ込め機
・原子炉冷却・残留熱除去系（格納容器スプレ 能，放射線の 遮蔽及び 放出
材喪失
イ冷却モード）低減機能
・非常用所内電源系
安全上特に重要な関連機能
・原子炉水位（広帯域，燃料域） 事故時のプラ ント状態 の把・原子炉格納容器圧力握機能
放射性物質の閉じ込め機
・可燃性ガス濃度制御系
能，放射線の 遮蔽及び 放出
・可燃性ガス低減機能の発生
・原子炉格納容器水素濃度
事故時のプラ ント状態 の把・原子炉格納容器酸素濃度
握機能・動荷重の発生－－12 条-添付 4-4

重要度分類

ＭＳ－１

ＭＳ－２
ＭＳ－１
ＭＳ－２
－

添付 5
静的機器の単一故障に係る被ばく評価条件について

1.
(1)

原子炉建屋ガス処理系
非居住区域境界外の被ばく評価について
原子炉建屋ガス処理系（非常用ガス再循環系及び非常用ガス処理系）の機能を期待する想定事故は，設置許可申請書添付書類十の安全評価において，原子炉冷却材喪失及び燃料集合体の落下があり，それぞれについて影響評価を実施した。
ａ．解析条件
原子炉冷却材喪失及び燃料集合体の落下時の主な解析条件を第 1 表及び第 2 表に示す。
また，原子炉冷却材喪失時の核分裂生成物の放出経路の概略を第 1 図，
燃料集合体の落下時の核分裂生成物の放出経路の概略を第 2 図に示す。
なお，原子炉冷却材喪失時のよう素及び希ガスが大気中に放出するまでの過程を第 3 図及び第 4 図に，燃料集合体の落下時のよう素及び希ガスが大気中に放出するまでの過程を第 5 図及び第 6 図に示す。

12 条-添付 5-1

第1表

主な解析条件（原子炉冷却材喪失）（1／2）

項目

評価条件

選定理由

３

冷却材中のよう素
濃度I-131 を約 4.6×10 Bq／g とし，それに応じ他のハロゲン等の組成を拡散組成として考慮

I-131 については保安規定上許容される最大値

燃料棒から追加放出される核分裂生
成物の量I-131 を 2.22×10１４ Bq とし，それに応じ他の核分裂生成物の組成を平衡組成として考慮，希ガスについてはよう素の 2 倍とする

I-131 については先行炉等での実測値の平均値に適切な余裕をみた値

燃料棒から追加放出されるよう素の
割合

無機よう素
有機よう素

96％
4％

安全評価審査指針どおり

格納容器に放出される核分裂生成物のうち，格納容器内部に沈着する割合

希ガス
無機よう素
有機よう素

0％
50％
0％

安全評価審査指針どおり

サプレッション・チ
ェンバ内のプール
水への分配係数

希ガス
無機よう素
有機よう素

0
100
0

実験に基づく値

格納容器漏えい率

0.5％／d 一定

保守的に設計漏えい率で一定と仮定

格納容器内，原子炉
建屋内での減衰考慮する

放出までの崩壊を考慮

事故の評価期間

無限期間

安全評価審査指針に基づき保守的に設定

非常用ガス再循環
系

事故発生～
24 時間

よう素除去効率 90％
換気率4.8 回／d

24 時間以降

同上

事故発生～
24 時間

よう素除去効率 97％
換気率
1 回／d

非常用ガス処理系
24 時間以降考慮しない（機能喪失すると想定）

12 条-添付 5-2

・よう素除去効率
設計上定められた最小値
・換気率
設計値
・よう素除去効率
設計上定められた最小値
・換気率
設計値
・原子炉建屋漏えい率
事象発生から 24 時間以降は非常用ガス処理系の機能喪失を仮定する
ため，原子炉建屋から大気中へ漏えいすることとなるが，この漏えい量を換気率と同等として 1
回／d と仮定する。

第1表

主な解析条件（原子炉冷却材喪失）（2／2）

項目

評価条件

選定理由

大気拡散評価モデル

ガウスプルームモデル

気象指針どおり累積出現頻度小さい方から 97％

気象指針どおり

建屋の影響

考慮する

気象指針に従って算出(原子炉建屋の影響を考
慮)

事故発生～
24 時間

希ガス
よう素

10 時間
20 時間

24 時間以降

希ガス
よう素

140 時間210 時間

事故発生～
24 時間

Ｄ／Ｑ
5.6×10－２０（Gy／Bq）
χ／Ｑ
8.9×10－７ （s／m３ ）24 時間以降

Ｄ／Ｑ
2.4×10－１９（Gy／Bq）
χ／Ｑ
7.0×10－６ （s／m３ ）

事故発生～
24 時間

非 常用 ガス 処理 系排 気 筒（排気筒放出）24 時間以降

原子炉建屋（地上放出）

実効放出継続時間

気象指針に従って算出

核分裂生成物の拡散係数

気象指針に従って算出

放出位置

気象資料

東海第二発電所において，2005 年 4 月～
2006 年 3 月までに観測された，排気筒付
近 を 代 表 す る 標 高 148m 地 点 （ 地 上 高140m）及び地上付近を代表する標高 18m（地上高 10m）の風向，風速データ

12 条-添付 5-3

事故事象に応じた放出口
からの放出を想定

気象指針どおり第2表

主な解析条件（燃料集合体の落下）（1／2）

項目
原子炉停止前の原
子炉熱出力

評価条件

選定理由

3,440MW

定格出力に余裕をみた値（定格出力の約 105％）2,000 日

核分裂生成物の蓄積量が平衡に達する運転時間に余裕をみた上で，炉内平均
滞在日数を考慮した値

原子炉停止後，事故発生までの時間

1日

定検工程に余裕をみた値（通常は原子炉停止数日後に燃料取替作業を行うが，保守的に 1 日を仮定）

破損燃料棒本数

2.3 体相当(燃料集合体換算)

事故解析結果に余裕をみた値

破損燃料棒から放出される核分裂生
成物の割合

希ガス
よう素

燃料棒ギャップ中の核分裂生成物の計算値に余裕をみた値

原子炉運転時間

破損燃料棒から放出されるよう素の割合
無機よう素の水中での除染係数

非常用ガス再循環
系

10％
5％

無機よう素
有機よう素

99％
1％

実験結果に基づく値

500

安全評価審査指針どおり

事故発生～
24 時間

よう素除去効率 90％
換気率4.8 回／d

24 時間以降

同上

事故発生～
24 時間

よう素除去効率 97％
換気率
1 回／d

24 時間以降考慮しない（機能喪失する想定）

非常用ガス処理系

12 条-添付 5-4

・よう素除去効率
設計上定められた最小値
・換気率
設計値
・よう素除去効率
設計上定められた最小値
・換気率
設計値
・原子炉建屋漏えい率
事象発生から 24 時間以降は非常用ガス処理系の機能喪失を仮定する
ため，原子炉建屋から大気中へ漏えいすることとなるが，この漏えい量を換気率と同等として 1
回／d と仮定する。

第2表
項目
大気拡散評価モデル

主な解析条件（燃料集合体の落下）（2／2）
評価条件

選定理由

ガウスプルームモデル

気象指針どおり累積出現頻度小さい方から 97％

気象指針どおり

建屋の影響

考慮する

気象指針に従って算出(原
子炉建屋の影響を考慮)

事故発生～
24 時間

希ガス
よう素

10 時間
1 時間

24 時間以降

希ガス
よう素

10 時間
1 時間

事故発生～
24 時間

Ｄ／Ｑ
5.6×10－２０（Gy／Bq）
χ／Ｑ
2.0×10－６ （s／m３ ）24 時間以降

Ｄ／Ｑ
4.8×10－１９（Gy／Bq）
χ／Ｑ
2.4×10－５ （s／m３ ）

事故発生～
24 時間

非 常用 ガス 処理 系排 気 筒（排気筒放出）実効放出継続時間

気象指針に従って算出

核分裂生成物の拡散係数

気象指針に従って算出

事故事象に応じた放出口
からの放出を想定

放出位置
24 時間以降

気象資料

原子炉建屋
（地上放出）

東海第二発電所において，2005 年 4 月～
2006 年 3 月までに観測された，排気筒付
近 を 代 表 す る 標 高 148m 地 点 （ 地 上 高140m）及び地上付近を代表する標高 18m（地上高 10m）の風向，風速データ

12 条-添付 5-5

気象指針どおり排気筒放出

排ガ 非
気ス 常
筒処 用
理
系

原子炉建屋

排
気
筒

格納容器

格納容器

12 条-添付 5-6

格納容器内で沈着する割合
無機よう素：50％
有機よう素： 0％
希ガス
： 0％

格納容器
内での崩
壊を考慮

全周破断

非常用ガス再循環系

非常用ガス処理系

非常用ガス再循環系

非常用ガス処理系

フィルタ装置 排風機

排風機 フィルタ装置

フィルタ装置 排風機

排風機 フィルタ装置

非常用ガス再循環系
よう素除去効率： 90％
再循環率： 4.8回／d

外部放出（非常用ガス再循環系＋
非常用ガス処理系）
よう素除去効率： 97％
換気率： 1回／d

格納容器から原子炉建屋への漏えい率 ：0.5％／d一定

冷却材中のよう素:
約4.7×10１２ Bq
サプレッション・
チェンバのプール
水での無機よう素の分配係数 :100

排ガ 非
気ス 常
筒処 用
理
系

原子炉建屋

追加放出量：よう素 約3.9×10１４ Bq
希ガス 約6.0×10１５ Bq

非常用ガス再循環系は機能を維持するが，フィルタを通過したガスが原子炉建屋内に放出され，原子炉建屋から大気中に漏えい率1回／dで地上放出される。

原子炉建屋内での
崩壊を考慮

地上放出

・影響評価（事故発生 24 時間以降）

・ベースケース
・影響評価（事故発生～24 時間）

第1図

原子炉冷却材喪失時の核分裂生成物の放出経路の概略

排気筒

排気筒放出

排ガ 非
気ス 常
筒処 用
理
系

原子炉建屋
原子炉建屋内での崩壊を考慮

非常用ガス再循環系

無機よう素の水中での除染係数：500

フィルタ装置 排風機

非常用ガス再循環系

非常用ガス処理系

フィルタ装置 排風機

排風機 フィルタ装置

12 条-添付 5-7

外部放出（非常用ガス再循環系＋
非常用ガス処理系）
よう素除去効率 97％
換気率
1回／d

非常用ガス再循環系は機能を維持するが，フィルタを通過したガスが原子炉建屋内に放出され，原子炉建屋から大気中に漏えい率1回／dで地上放出される。

破損燃料棒からの核分裂生成物の放出割合（破損燃料棒中全蓄積量に対して）
希ガス 10％ 約5.2×10１４ Bq
よう素 5％ 約7.9×10１４ Bq（有機よう素 1％）（無機よう素 99％）

地上放出

・ベースケース
・影響評価（事故発生～24 時間）

第2図

排
気
筒

全周破断

排風機 フィルタ装置

破損燃料棒本数(燃料集合体換算)：2.3体相当
原子炉停止後の
時間：1日

原子炉建屋

非常用ガス処理系

非常用ガス再循環系
よう素除去効率：90％
再循環率：4.8回／d

排ガ 非
気ス 常
筒処 用
理
系

排
気
筒

・影響評価（事故発生 24 時間以降）

燃料集合体の落下時の核分裂生成物の放出経路の概略

燃料棒から追加放出されるよう素
約 3.9×10 １４ Bq(I-131等価量 *1)

冷却材中に存在するよう素約 4.7×10１２ Bq(I-131等価量 *1)

燃料棒から追加放出されるよう素
約 3.9×10 １４ Bq(I-131等価量 *1)

冷却材中に存在するよう素約 4.7×10１２ Bq(I-131等価量 *1)

格納容器内への放出
放出割合：100％

格納容器内への放出
放出割合：100％

格納容器内への放出
放出割合：100％

格納容器内への放出
放出割合：100％

有機よう素

無機よう素

有機よう素

無機よう素

格納容器内での沈着による低減 ：50％
格納容器スプレイ水等による低減：分配係数100

格納容器内での沈着による低減 ：50％
格納容器スプレイ水等による低減：分配係数100

格納容器内気相中のよう素

格納容器内気相中のよう素

12 条-添付 5-8

格納容器からの漏えい
漏 え い 率 ： 0.5％／d
漏えい継続 ： 無限期間

格納容器からの漏えい
漏 え い 率 ： 0.5％／d
漏えい継続 ： 無限期間

原子炉建屋内のよう素

原子炉建屋内のよう素

非 常 用 ガ ス 再 循 環 系 ＊2
再循環率 ： 4.8回／d

非常用ガス再循環系*2
再循環率:4.8回／d

よう 素 放 出約 4.8×10９ Bq(I-131等価量 *1)

排

気

筒

放

非常用ガス再循環系*2
再循環率:4.8回／d

非常用ガス処理系*2
換気率:1回／d＊2

非 常 用 ガ ス 処 理 系
換 気 率 ： 1回／d

原子炉建屋内のよう素

原子炉建屋からの漏えい
漏えい率:1回／d

よう素放出量
約 4.4×10８ Bq(I-131等価量*1)

量

よう素放出量
約 1.4×10 １１ Bq(I-131等価量*1)

排気筒放出

地上放出

事故発生～24時間

事故発生24時間以降＊1 小児実効線量係数換算

出＊1 小児実効線量係数換算＊2 よう素の除去効率・再循環90％・外部放出 97％

ベースケース

第3図＊2 よう素の除去効率・再循環90％・外部放出 97％

影響評価

原子炉冷却材喪失時の放射性よう素の大気放出過程

燃料棒から追加放出される希ガス
約 6.0×10 １５ Bq(γ線0.5MeV換算)

燃料棒から追加放出される希ガス
約 6.0×10１５ Bq(γ線0.5MeV換算)

格納容器内への放出
放出割合 ： 100％

格納容器内への放出
放出割合 ： 100％

格納容器内気相中の希ガス

格納容器内気相中の希ガス

格納容器からの漏えい
漏えい率 ： 0.5％／d
漏えい継続 ： 無限期間

格納容器からの漏えい
漏えい率 ： 0.5％／d
漏えい継続 ： 無限期間

12 条-添付 5-9

原子炉建屋内の希ガス

原子炉建屋内の希ガス

非 常 用 ガ ス 処 理 系
換 気 率 ： 1回／d

非常用ガス処理系
換気率:1回／d

原子炉建屋からの漏えい
漏えい率:1回／d

希希ガス放出量
約 7.9×10１１ Bq(γ線0.5MeV換算)

希ガス放出量
約 3.2×10 １２ Bq(γ線0.5MeV換算)

排気筒放出

地上放出

ガ ス 放 出 量
約 4.0×10１２ Bq(γ線0.5MeV換算)

排

気

筒

放

出

事故発生24時間以降

事故発生～24時間

ベースケース

第4図

影響評価

原子炉冷却材喪失時の放射性希ガスの大気放出過程

破損燃料棒から放出されるよう素
１４*1
約 7.9×10
Bq (I-131等価量 )
ただし，破損燃料棒本数(燃料集合体換算)：2.3 体
原子炉停止後の時間： 1 日
燃料棒から水中への放出割合： 5 ％

破損燃料棒から放出されるよう素
約 7.9×10 １４ Bq (I-131等価量 *1)
ただし，破損燃料棒本数(燃料集合体換算)：2.3 体
原子炉停止後の時間： 1 日
燃料棒から水中への放出割合： 5 ％

有 機 よ う 素

無 機 よ う 素

有 機 よ う 素

無 機 よ う 素

（水中での除染係数：500）（水中での除染係数：500）

12 条-添付 5-10（水中から原子炉建屋内への放出）（水中から原子炉建屋内への放出）

原子炉建屋内のよう素

原子炉建屋内のよう素

非 常 用 ガ ス 再 循 環 系
再循環率 ： 4.8回／d

原子炉建屋内のよう素
非常用ガス再循環系*2
再循環率:4.8回／d

非常用ガス再循環系*2
再循環率:4.8回／d＊2

非常用ガス処理系*2
換気率:1回／d

原子炉建屋からの漏えい
漏えい率:1回／d

非 常 用 ガ ス 処 理 系 ＊2
換 気 率 ： 1回／d

よう 素 放 出 量
約 6.1×10 １０ Bq(I-131等価量 *1)

排 気 筒 放 出

よう素放出量
約 6.0×10１０ Bq(I-131等価量*1)

よう素放出量
約 2.0×10１０ Bq(I-131等価量*1)

排気筒放出

地上放出

事故発生～24時間

事故発生24時間以降*1 小児実効線量係数換算*1 小児実効線量係数換算*2 よう素の除去効率・再循環90％・外部放出 97％

ベースケース*2 よう素の除去効率・再循環90％・外部放出 97％

影響評価

第5図

燃料集合体の落下時の放射性よう素の大気放出過程

約 5.2×10１４ Bq (γ線0.5MeV換算)
ただし，破損燃料棒本数(燃料集合体換算) ：2.3 体
原子炉停止後の時間： 1 日
燃料棒から水中への放出割合： 10 ％

破損燃料棒から放出される希ガス
約 5.2×10 １４ Bq (γ線0.5MeV換算)
ただし，破損燃料棒本数(燃料集合体換算)：2.3 体
原子炉停止後の時間： 1 日
燃料棒から水中への放出割合： 10 ％（水中から原子炉建屋内への放出）（水中から原子炉建屋内への放出）

原子炉建屋内の希ガス

原子炉建屋内の希ガス

破損燃料棒から放出される希ガス

12 条-添付 5-11

非 常 用 ガ ス 処 理 系
換 気 率 ： 1回／d

非常用ガス処理系
換気率:1回／d

原子炉建屋からの漏えい
漏えい率:1回／d

希希ガス放出量
約 2.4×10１４ Bq(γ線0.5MeV換算)

希ガス放出量
約 7.7×10１３ Bq(γ線0.5MeV換算)

ガ ス 放 出 量
約 3.1×10 １４ Bq(γ線0.5MeV換算)

排

気

筒

放

排気筒放出

地上放出

事故発生～24時間

事故発生24時間以降

出

ベースケース

影響評価

第6図

燃料集合体の落下時の放射性希ガスの大気放出過程

(2)配管修復作業に係る作業員の被ばく評価について
原子炉建屋ガス処理系の配管を修復する際の影響について，被ばく評価
上影響が大きい燃料集合体の落下を対象とし，修復期間を考慮して作業員の被ばくについて影響評価を実施した。
ａ．解析条件
配管修復作業時の条件（燃料集合体の落下）を第 3 表に示す。
第3表

配管修復作業時の条件（燃料集合体の落下）

項目
単一故障想
定箇所

評価条件
非常用ガス再循環系－非常用ガス処理系
連絡配管～24 時間

原子炉建屋
ガス処理系
の運転状態

選定理由
環 境 へ の 放射 性 物 質の 放出量が大きくなる箇所を想定

通常運転状態

24 時間～
480 時間（19 日間）配管に単一故障発生
非常用ガス処理系停止
非常用ガス再循環系運転

480 時間～528 時間（2 日間）

作業準備（足場設置等）
非常用ガス処理系停止
非常用ガス再循環系運転

528 時間～532 時間（4 時間）

配管修復作業
非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系停止

532 時間～通常運転状態

修復期間

52 時間（作業開始は単一故障発生から 19 日後）

一人当たり
の作業時間

4 時間

修復作業エ
リア容積

2,200m３

線源からの
距離

2m

マスクによ
る防護係数

考慮しない

12 条-添付 5-12

単 一 故 障 及び 修 復 作業 を考慮する

修 復 作 業 が困 難 で 最も 修復
期 間 が 長 くな る 箇 所の 修復を想定（フィルタに蓄積した放 射 性 物 質の 減 衰 を待 って作業開始）
交替を考慮する
非 常 用 ガ ス再 循 環 系及 び非常 用 ガ ス 処理 系 の フィ ルタ
ユニットのある区画を仮定
線 源 で あ る非 常 用 ガス 再循
環 系 フ ィ ルタ 等 に 最も 近接する作業場所（第 7 図参照）
保守的に設定

平面図

Ａ系
非常用ガス

非常用ガス処理系

再循環系

Ａ系
約 1.3m

仕切壁

Ｂ系

約 7.5m
約 3.9m凡例

約 2.3m：単一設計箇所

約 11m

：評価点

非常用ガス
再循環系

：線源（フィルタ）位置

Ｂ系

2m として評価
約 2.3m
立面図
約 2.3m

約 3.9m

約 6.0m

約 2.5m第7図

配管修復作業時の評価点（燃料集合体の落下）

12 条-添付 5-13

ｂ．評価結果
燃料集合体の落下における原子炉建屋ガス処理系の配管修復作業に係るエリアの線量率を第 4 表に示す。また，事故発生から 20 日後に 4 時間作業を行う場合の作業員の実効線量は約 5.2×10１ mSv となる。評価結果
を第 5 表に示す。なお，原子炉冷却材喪失における作業員の実効線量は
約 1.6×10１ mSv となる。

第4表

配管修復作業に係る線量率（mSv／h）

原子炉建屋内に放出された
放射性物質による被ばく
ガンマ線
吸入による
による
内部被ばく
外部被ばく

原子炉建屋ガス処理系からの直接ガンマ線による外部被ばく
非常用ガス
非常用ガス
処理系
再循環系
フィルタ
フィルタ

1（24）

約 4.9E+00

約 2.5E+01

約 2.6E+01

約 9.7E+01

約 1.5E+022（48）

約 1.4E+00

約 2.6E-01

約 1.8E+01

約 6.7E+01

約 8.7E+013（72）

約 4.4E-01

約 2.8E-03

約 1.4E+01

約 5.3E+01

約 6.7E+014（96）

約 1.4E-01

約 3.1E-05

約 1.2E+01

約 4.4E+01

約 5.6E+015（120）

約 4.5E-02

約 3.4E-07

約 1.0E+01

約 3.9E+01

約 4.9E+01

10（240）

約 1.6E-04

約 5.5E-17

約 6.5E+00

約 2.4E+01

約 3.1E+01

15（360）

約 5.5E-07

約 9.0E-27

約 4.2E+00

約 1.6E+01

約 2.0E+01

20（480）

約 1.9E-09

約 1.5E-36

約 2.7E+00

約 1.0E+01

約 1.3E+0125（600）

約 6.9E-12

約 2.4E-46

約 1.8E+00

約 6.6E+00

約 8.4E+00

30（720）

約 2.5E-14

約 4.0E-56

約 1.2E+00

約 4.3E+00

約 5.5E+00

事故後の時間[日(時間)]

第5表
項

合

計

作業員の実効線量評価結果
影響評価
（mSv）

目

原子炉建屋内に放出された
放射性物質による被ばく

ガンマ線による外部被ばく

約 7.8×10－９

吸入による内部被ばく

約 5.9×10－３６

原子炉建屋ガス処理系からの直接ガンマ線による外部被ばく

非常用ガス処理系フィルタ

約 1.1×10１

非常用ガス再循環系フィルタ

約 4.1×10１

計

約 5.2×10１

合12 条-添付 5-14

ｃ．参考評価（a）修復作業時の評価点の選定について
現状の原子炉建屋ガス処理系の配管修復作業時の評価点は非常用ガ
ス再循環系Ｂ系フィルタに最も接近する位置（2m）を評価点とし，その評価点では非常用ガス処理系Ａ系フィルタについては約3.9mの距離が見込めるが保守的に2mとして評価を行っている。なお，フィルタで除去されることになる放射性物質は全て非常用ガス処理系Ａ系フィルタ，非常用ガス再循環系Ｂ系フィルタに保持されるとしている。
非常用ガス処理系，非常用ガス再循環系ともに多重化されており，それぞれＡ系又はＢ系が使用される可能性があるが，保守的に考えて評価点がフィルタに近くなる非常用ガス処理系Ａ系，非常用ガス再循環系Ｂ系を使用することで評価している。これに対し，その他のパターン ※ では配管の位置は明らかに現評価点よりも離れた位置となっており，現状の評価点の方が保守的な設定となっている。
※非常用ガス処理系，非常用ガス再循環系の使用パターンとして，ＡＢ以
外には，ＢＡ，ＡＡ，ＢＢ及び使用途中で系統を切り替えるパターンが考えられる。

参考として，二重化された配管であるが，単一設計部分に接続され隔離がされていない配管で，非常用ガス処理系のフィルタに最も接近する箇所として第8図に示す参考評価点を設定し線量評価を行った。参考評
価点における線量率を第6表に，線量を第7表に示す。
事故発生から 20 日後に 4 時間作業を行う場合の作業員の実効線量は
参考評価点で約 1.9×10１ mSv となる。一方，現評価点における実効線量は約 5.2×10１ mSv であるため，現評価点が保守的な評価となることが確認できた。

12 条-添付 5-15

平面図

Ａ系
非常用ガス

非常用ガス処理系

再循環系

Ａ系
約 1.3m

仕切壁

Ｂ系

2m として評価

約 7.5m
約 2.6m

5m として評価
約 5.8m凡例：単一設計箇所

約 11m

：評価点

非常用ガス
再循環系

：線源（フィルタ）位置

Ｂ系：参考評価点
約 2.3m立面図
約 6.0m
約 2.5m第8図

配管修復作業時の参考評価点（燃料集合体の落下）

12 条-添付 5-16

第6表

参考評価点における配管修復作業に係る線量率（mSv／h）

原子炉建屋内に放出された
放射性物質による被ばく
ガンマ線
吸入による
による
内部被ばく
外部被ばく

原子炉建屋ガス処理系からの直接ガンマ線による外部被ばく
非常用ガス
非常用ガス
処理系
再循環系
フィルタ
フィルタ

1（24）

約 4.9E+00

約 2.5E+01

約 2.6E+01

約 1.9E+01

約 7.5E+012（48）

約 1.4E+00

約 2.6E-01

約 1.8E+01

約 1.3E+01

約 3.3E+013（72）

約 4.4E-01

約 2.8E-03

約 1.4E+01

約 1.0E+01

約 2.5E+014（96）

約 1.4E-01

約 3.1E-05

約 1.2E+01

約 8.7E+00

約 2.1E+015（120）

約 4.5E-02

約 3.4E-07

約 1.0E+01

約 7.6E+00

約 1.8E+01

10（240）

約 1.6E-04

約 5.5E-17

約 6.5E+00

約 4.7E+00

約 1.1E+01

15（360）

約 5.5E-07

約 9.0E-27

約 4.2E+00

約 3.1E+00

約 7.3E+00

20（480）

約 1.9E-09

約 1.5E-36

約 2.7E+00

約 2.0E+00

約 4.7E+00

25（600）

約 6.9E-12

約 2.4E-46

約 1.8E+00

約 1.3E+00

約 3.1E+00

30（720）

約 2.5E-14

約 4.0E-56

約 1.2E+00

約 8.5E-01

約 2.0E+00

事故後の時間[日(時間)]

第7表

合計

参考評価点における作業員の実効線量評価結果
項

影響評価
（mSv）

目

原子炉建屋内に放出された
放射性物質による被ばく

ガンマ線による外部被ばく

約 7.8×10－９

吸入による内部被ばく

約 5.9×10－３６

原子炉建屋ガス処理系からの直接ガンマ線による外部被ばく

非常用ガス処理系フィルタ

約 1.1×10１

非常用ガス再循環系フィルタ

約 8.0×100

計

約 1.9×10１

合12 条-添付 5-17

（b）原子炉建屋ガス処理系配管の修復を考慮した非居住区域境界外の公衆の被ばく評価静的機器の単一故障を想定した非居住区域境界外の公衆の被ばく評価
は，事故発生から 24 時間後に原子炉建屋ガス処理系配管（非常用ガス再循環系－非常用ガス処理系連絡配管）が全周破断すると想定し，配管破断後の修復を考慮せずに，破断箇所からの放出（地上放出）が無限期間続くものとして評価を行っている。
しかしながら，現実的には破断箇所の修復が可能であることから，修復を考慮した場合の非居住区域境界外の公衆の被ばく評価を以下のとおり実施した。
配管破断発生から配管の修復までの間は，破断箇所から放出（地上放出）されるものとし，配管修復後は原子炉建屋ガス処理系を通した放出（排気筒放出）が無限期間続くものとして，第 8 表に示す条件で評価を行った。
結果は第 9 表に示すとおりであり，非居住区域境界外の実効線量は，原子炉冷却材喪失では 9.8×10－３ mSv，燃料集合体の落下では 5.9×10－
２

mSv で判断基準（実効線量 5mSv 以下）を満足することを確認した。

12 条-添付 5-18

第8表

原子炉建屋ガス処理系の配管の修復を考慮した評価条件
環境に放出された放射性物質の大気中の拡散条件

作業時間

原子炉建屋ガス処理系の

放出

状況

経路

事故発生～
24時間

通常運転状態[1日間]

12 条-添付 5-19

24時間～
480時間
[19日間]
480時間～
528時間[2日間]
528時間～
532時間
[4時間]
532時間
以降

配管に単一故障発生
非常用ガス処理系停止
非常用ガス再循環系運転
作業準備（足場設置等）
非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系停止
配管修復作業
非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系停止

通常運転状態

原子炉冷却材喪失

燃料集合体の落下

実効放出

Ｄ／Ｑ及び

実効放出

Ｄ／Ｑ及び

継続時間

χ／Ｑ

継続時間

χ／Ｑ

排気筒

希ガス：10時間

5.6×10－２０ （Gy／Bq）

希ガス：10時間

5.6×10－２０ （Gy／Bq）

放出

よう素：20時間

8.9×10－７（s／m３ ）

よう素： 1時間

2.0×10－６ （s／m ３ ）地上

希ガス：130時間

2.5×10－１９ （Gy／Bq）

希ガス：10時間

4.8×10－１９ （Gy／Bq）

放出

よう素：190時間

7.1×10－６

よう素： 1時間

2.4×10－５排気筒

希ガス：210時間

2.2×10－２０ （Gy／Bq）

放出

よう素： 70時間

4.3×10－７ （s／m３ ）地上
放出（s／m３ ）

地上
放出

※ 532 時間以降は事象が収束していることから放出がない。

―※―※（s／m３ ）

第9表

項

配管の修復を考慮した放出量及び線量評価結果

目

原子炉冷却材喪失

燃料集合体の落下

約 7.9×10１１ Bq

約 2.4×10１４ Bq

約 3.0×10１２ Bq

約 7.7×10１３ Bq

約 2.2×10１１ Bq－

約 4.4×10８ Bq

約 6.0×10１０ Bq

約 1.3×10１１ Bq

約 2.0×10１０ Bq

約 6.6×10８ Bq－

希ガスのγ線の外部被ばくによる実効線量

約 8.0×10－４ mSv

約 5.0×10－２ mSv

よう素の内部被ばくによる実効線量

約 8.9×10－３ mSv

約 8.4×10－３ mSv

建屋からの直接線及びス
カイシャイン線の外部被
ばくによる実効線量

約 5.7×10－５ mSv－

約 9.8×10－３ mSv

約 5.9×10－２ mSv

事象発生～

排気筒

環境に放出され24 時間

放出

る希ガス（γ線

24 時間～

地上

実効エネルギ532 時間放出

0.5MeV 換算値）

排気筒

532 時間以降環境に放出されるよう素（I-131
等価量－小児実
効線量係数換
算）

実効線量

放出

事象発生～

排気筒

24 時間

放出

24 時間～

地上

532 時間放出
排気筒

532 時間以降

合放出

計12 条-添付 5-20

(3)実効放出継続時間変更について
希ガス及びよう素の実効放出継続時間について，従来の設置許可申請書

では，実効放出継続時間が 24 時間を超える場合（原子炉冷却材喪失）は，保守的に 24 時間を用いており，今回評価のベースケースも同様の値を用いているが，影響評価では，気象指針(※)に例示された手法により算出した値を使用した。（第 10 表，第 11 表）※（気象指針解説抜粋）(3)

実効放出継続時間(T)は，想定事故の種類によって放出率に変化があるので，放出モードを考慮して適切に定めなければならないが，事故期間中の放射性物質の全放出量を 1 時間当たりの最大放出量で除した値を用いることもひとつの方法である。

（実効放出継続時間の補足説明図）

Ｑ

Ｑ’(t)

時間(h)

放出量（Ｂｑ）

放出率（Ｂｑ／ｈ）

実効放出継続時間(T)は，事故期間中の放射性物質の全放出量(Q)を 1 時間
当たりの最大放出率(Q’max)で除した値を用いる。
実効放出継続時間 T=Q/Q’max
Ｑ‘ｍａｘ
ここで，

Ｔ

12 条-添付 5-21∞

Q (t)dt = Q max × T = Q

第 10 表実効放出継続時間（原子炉冷却材喪失）影響評価

ベースケース【事故発生～24 時間】
希ガス

10 時間
【24 時間以降】

24 時間

140 時間【事故発生～24 時間】
よう素

20 時間
【24 時間以降】

24 時間

210 時間

第 11 表実効放出継続時間（燃料集合体の落下）影響評価

ベースケース【事故発生～24 時間】
希ガス

10 時間
【24 時間以降】

15 時間

10 時間
【事故発生～24 時間】
よう素

1 時間
【24 時間以降】
1 時間

12 条-添付 5-22

5 時間

(4)

相対線量（Ｄ／Ｑ）及び相対濃度（χ／Ｑ）について(3)の実効放出継続時間を基に，非居住区域境界外における相対線量（Ｄ／Ｑ）及び相対濃度（χ／Ｑ）を算出した結果を第 12 表，第 13 表に示す。
なお，事故発生から 24 時間までは非常用ガス処理系排気筒から高所放出，
24 時間以降は原子炉建屋から地上放出として評価している。

第 12 表相対濃度及び相対線量（原子炉冷却材喪失）影響評価

ベースケース【事故発生～24 時間】
相対線量（Ｄ／Ｑ）

5.6×10－２０ （Gy／Bq） ※1【24 時間以降】

4.5×10－２０ （Gy／Bq）

2.4×10－１９ （Gy／Bq） ※2【事故発生～24 時間】
相対濃度（χ／Ｑ）

8.9×10－７ （s／m３ ） ※1
【24 時間以降】

8.0×10－７ （s／m３ ）7.0×10－６ （s／m３ ） ※2
※1

：非常用ガス処理系排気筒から放出

第 13 表※2：原子炉建屋から地上放出

相対濃度及び相対線量（燃料集合体の落下）影響評価

ベースケース【事故発生～24 時間】
相対線量（Ｄ／Ｑ）

5.6×10－２０ （Gy／Bq） ※1【24 時間以降】

5.1×10－２０ （Gy／Bq）

4.8×10－１９ （Gy／Bq） ※2【事故発生～24 時間】
相対濃度（χ／Ｑ）

2.0×10－６ （s／m３ ） ※1
【24 時間以降】

2.0×10－６ （s／m３ ）2.4×10－５ （s／m３ ） ※2
※1

：非常用ガス処理系排気筒から放出※2：原子炉建屋から地上放出

12 条-添付 5-23

(5)被ばく評価に用いた気象資料の代表性について
敷地内において観測した 2005 年 4 月から 2006 年 3 月までの 1 年間の気象資料により解析を行うに当たり，この 1 年間の気象資料が長期間の気象状態を代表しているかどうかの検討を行った結果，代表性があると判断した。
以下に検定方法及び検討結果を示す。
ａ．検定方法(a)検定に用いた観測記録
気象資料の代表性の確認は，排気筒高さ付近を代表する標高約 148mのデータ，地上付近を代表する標高約 18m のデータを使用して行った。

(b)

データ統計期間
統計年：1994 年 4 月～2005 年 3 月（10 年間（欠測率の高い 1999
年度を除く。））
検定年：2005 年 4 月～2006 年 3 月（1 年間）

(c)

検定方法
Ｆ分布検定

ｂ．検定結果第 14 表に異常年検定（Ｆ分布検定）の結果を示す。
標高約 148m では 27 項目のうち，有意水準（危険率）5％で棄却された
項目が 2 項目であり，標高約 18m では 27 項目のうち 1 項目といずれも少ないことから検定年の気象資料は長期間の気象状態を代表していると判断される。

12 条-添付 5-24

第 14 表異常年検定結果

観測項目

検定結果

棄却検定表

風向別出現頻度（16 項目）

棄却項目

1 項目

①

風速階級別出現頻度（11 項目）

棄却項目

1 項目

②

風向別出現頻度（16 項目）

棄却項目

0 項目

③

風速階級別出現頻度（11 項目）

棄却項目

1 項目

④

標高 148m

標高 18m12 条-添付 5-25

① 棄却検定表（風向別出現頻度）（標高 148m）
観測場所：敷地内Ａ地点（標高148m，地上高140m）(％)
統計年
風向

1994

1995

1996

1997

1998

2000

2001

2002

2003

2004

平均値
4.00

検定年 棄却限界(５％) 判定
○採択
2005
上限
下限 ×棄却
3.52
6.01
2.00
○

N

4.72

3.55

3.40

3.27

3.35

4.74

3.96

5.85

3.78

3.40

NNE

9.16

5.98

7.32

5.93

6.74

8.76

8.89

8.15

6.91

6.22

7.41

6.67

10.36

4.45

○

NE

18.82

17.44

20.91

18.86

20.29

17.45

19.71

24.49

23.29

18.45

19.97

18.41

25.57

14.37

○

ENE

5.92

5.65

7.08

12.77

10.84

8.05

8.31

8.38

10.04

8.97

8.60

9.80

13.80

3.40

○

E

2.78

4.05

3.76

5.32

4.90

5.44

4.39

3.76

4.56

4.42

4.34

5.55

6.23

2.44

○

ESE

2.94

2.47

3.02

3.24

2.95

2.96

2.79

2.86

2.93

2.99

2.91

3.66

3.38

2.45

×

SE

4.04

3.95

2.63

3.10

3.10

2.64

2.90

2.61

2.95

2.66

3.06

3.09

4.31

1.81

○

SSE

6.43

6.00

3.41

3.93

2.99

3.48

3.35

3.34

3.74

3.54

4.02

3.32

6.84

1.20

○

S

6.58

5.81

5.74

4.43

4.01

5.27

5.00

4.13

5.02

6.63

5.26

4.99

7.47

3.05

○

SSW

2.26

2.77

2.64

3.24

3.35

4.30

3.79

3.56

4.35

5.02

3.53

3.13

5.57

1.49

○

SW

4.00

3.87

3.70

3.93

4.28

4.20

4.32

4.90

4.93

5.16

4.33

3.67

5.52

3.14

○

WSW

4.08

5.15

4.83

4.44

3.83

4.05

4.38

4.09

3.53

4.31

4.27

4.25

5.38

3.16

○

W

4.73

8.42

6.32

5.51

5.32

4.47

5.44

4.16

4.23

4.65

5.33

5.13

8.36

2.29

○

WNW

9.01

12.46

9.31

8.36

8.66

5.27

5.95

5.05

6.19

6.71

7.70

7.65

13.15

2.24

○

NW

10.51

8.06

10.82

8.58

9.96

8.69

7.95

7.42

7.60

9.12

8.87

9.54

11.73

6.01

○

NNW

3.51

3.44

4.85

4.60

4.86

9.07

7.63

6.60

5.19

6.97

5.67

6.53

10.02

1.32

○

CALM

0.50

0.92

0.28

0.50

0.59

1.16

1.24

0.65

0.75

0.76

0.73

1.10

1.45

0.02

○

注1）検定年 は当年 4月から翌 年3月ま での期 間
注2）1996年 9月まで は超音波 風向風 速計，1996年10月 からは ドップラ ーソーダ の観測 値である 。
注3) 1999年 度は標 高89m及び 標高148mの年間 欠測率が 10％を 超えたた め除外し ，1994年度を追 加した。

② 棄却検定表（風速階級別出現頻度）（標高 148m）
観測場所：敷地内Ａ地点（標高148m，地上高140m）(％)
統計年

検定年 棄却限界(５％) 判定
○採択
2005
上限
下限 ×棄却
1.10
1.45
0.02
○

1994

1995

1996

1997

1998

2000

2001

2002

2003

2004

平均値

0.0～0.4

0.50

0.92

0.28

0.50

0.59

1.16

1.24

0.65

0.75

0.76

0.73

0.5～1.4

4.05

5.66

4.04

4.42

5.53

7.40

6.70

5.19

5.56

6.43

5.50

6.99

8.18

2.82

○

1.5～2.4

8.34

9.43

7.83

7.85

8.73

11.19

10.58

8.92

9.61

11.42

9.39

11.28

12.49

6.29

○

2.5～3.4

11.95

13.17

12.10

11.41

11.73

12.07

12.17

11.15

12.55

13.72

12.20

14.10

14.04

10.36

×

3.5～4.4

12.58

13.80

13.44

13.93

12.62

13.02

12.57

12.25

12.80

13.58

13.06

13.85

14.45

11.66

○

4.5～5.4

12.85

13.67

13.66

13.12

12.10

12.10

11.54

10.97

11.30

12.07

12.34

12.03

14.60

10.08

○

5.5～6.4

11.48

10.99

11.22

10.99

11.36

11.19

10.66

9.62

10.10

9.68

10.73

9.92

12.37

9.09

○

6.5～7.4

9.59

8.16

9.61

9.45

8.60

8.16

7.67

8.18

8.82

7.95

8.62

7.40

10.32

6.92

○

7.5～8.4

7.20

6.85

7.04

7.77

7.84

6.65

6.17

7.68

7.35

5.34

6.99

5.51

8.85

5.13

○

8.5～9.4

6.04

4.76

5.39

5.51

6.12

4.67

5.14

6.84

6.01

5.03

5.55

4.82

7.19

3.91

○

9.5以上

15.41

12.58

15.38

15.05

14.80

12.39

15.56

18.54

15.15

14.02

14.89

13.00

18.98

10.80

○

風速(m/s)

注 1）検定 年は当年 4月から 翌年3月 までの 期間
注 2）1996年9月ま では超音 波風向 風速計， 1996年 10月から はドッ プラーソ ーダの 観測値で ある。
注 3) 1999年度は標 高89m及 び標高 148mの年 間欠測 率が10％ を超え たため除 外し， 1994年度 を追加 した。

12 条-添付 5-26

③ 棄却検定表（風向別出現頻度）（標高 18m）
観測場所：敷地内Ａ地点（標高 18m，地上高 10m）(％)
統計年
風向

1994

1995

1996

1997

1998

2000

2001

2002

2003

2004

平均値

検定年 棄却限界(５％) 判定
○採択
2005
上限
下限 ×棄却
2.15
3.78
1.93
○

N

2.80

2.04

2.65

2.88

3.25

3.03

3.29

3.24

2.85

2.50

2.85

NNE

3.82

3.87

9.48

13.51

14.77

11.30

12.39

12.29

12.11

10.30

10.38

9.93

19.29

1.47

○

NE

11.81

9.86

11.94

13.06

15.15

12.20

12.70

15.12

17.57

13.28

13.27

15.15

18.42

8.12

○

ENE

10.03

8.11

4.33

3.83

3.22

4.07

3.27

3.57

3.90

3.74

4.81

4.49

10.30

0.00

○

E

4.07

3.69

2.80

1.79

1.92

3.12

2.51

2.86

2.84

2.62

2.82

2.60

4.49

1.16

○

ESE

2.46

3.15

3.47

3.18

2.56

3.32

3.04

3.68

3.30

3.81

3.20

3.49

4.22

2.17

○

SE

3.82

4.45

3.88

5.06

4.14

5.48

5.14

5.79

5.80

5.63

4.92

5.73

6.78

3.06

○

SSE

4.89

4.86

4.86

5.11

4.54

5.09

4.00

3.66

3.99

5.62

4.66

4.59

6.10

3.22

○

S

6.48

5.21

3.65

3.33

2.86

2.69

2.41

2.22

2.63

3.85

3.53

2.31

6.76

0.30

○

SSW

3.53

2.81

2.13

2.69

2.97

2.95

3.52

3.26

3.07

3.20

3.01

2.36

4.01

2.02

○

SW

2.05

1.66

1.17

1.22

1.18

1.05

1.37

0.79

1.35

1.08

1.29

1.22

2.12

0.46

○

WSW

0.83

2.21

2.38

2.85

2.24

2.49

2.94

2.70

2.48

2.15

2.33

2.40

3.72

0.93

○

W

2.64

7.38

11.75

12.50

13.25

9.15

12.93

11.05

10.01

11.71

10.24

10.13

17.90

2.58

○

WNW

21.57

24.11

22.91

18.58

17.42

21.07

19.82

18.95

18.46

19.53

20.24

21.68

25.29

15.19

○

NW

12.68

11.28

8.25

6.75

6.40

8.39

6.86

6.86

6.03

6.52

8.00

7.42

13.35

2.66

○

NNW

5.68

4.15

3.45

2.91

2.69

3.35

2.97

2.92

2.33

2.61

3.31

2.65

5.63

0.98

○

CALM

0.81

1.16

0.90

0.75

1.43

1.26

0.82

1.03

1.29

1.85

1.13

1.69

1.94

0.32

○

注1) 検定年 は当年 4月から翌 年3月ま での期 間
注2) 1999年 度は標 高89m及び 標高148mの年間 欠測率が 10％を 超えたた め除外し ，1994年度を追 加した。

④ 棄却検定表（風速階級別出現頻度）（標高 18m）
観測場所：敷地内Ａ地点（標高 18m，地上高 10m）(％)

0.0～0.4

0.81

1.16

0.90

0.75

1.43

1.26

0.82

1.03

1.29

1.85

1.13

検定年 棄却限界(５％) 判定
○採択
2005
上限
下限 ×棄却
1.69
1.94
0.32
○

0.5～1.4

11.45

13.48

10.91

12.02

14.69

13.31

12.24

12.79

13.24

14.96

12.91

15.14

16.01

9.81

○

1.5～2.4

30.55

31.16

30.74

29.95

30.27

31.60

30.43

30.39

28.56

31.22

30.49

32.77

32.48

28.49

×

2.5～3.4

24.99

24.79

26.47

23.62

21.82

23.30

22.23

21.48

21.80

22.97

23.35

20.88

27.24

19.46

○

3.5～4.4

12.16

12.58

12.03

10.81

10.87

10.88

10.85

10.91

11.31

9.77

11.22

10.16

13.17

9.26

○

4.5～5.4

7.35

6.99

7.12

7.91

7.30

7.77

7.69

8.16

9.27

6.25

7.58

7.09

9.49

5.67

○

5.5～6.4

5.02

4.36

4.73

5.67

5.40

4.52

5.21

6.40

6.23

4.34

5.19

4.79

6.94

3.43

○

6.5～7.4

3.25

2.24

2.79

4.05

3.69

2.95

4.20

4.07

3.92

3.30

3.44

3.01

4.99

1.90

○

7.5～8.4

2.38

1.51

2.07

2.56

2.21

1.89

2.84

2.51

2.18

2.34

2.25

2.29

3.14

1.36

○

8.5～9.4

1.29

1.12

1.18

1.43

1.22

1.22

1.77

1.12

1.07

1.33

1.28

1.09

1.76

0.79

○

9.5以上

0.75

0.63

1.05

1.23

1.10

1.29

1.70

1.13

1.13

1.67

1.17

1.10

1.98

0.36

○

統計年
風速(m/s)

1994

1995

1996

1997

1998

2000

2001

2002

2003

2004

注1) 検定年 は当年 4月から翌 年3月ま での期 間
注2) 1999年 度は標 高89m及び 標高148mの年間 欠測率が 10％を 超えたた め除外し ，1994年度を追 加した。

12 条-添付 5-27

平均値

2.
(1)

中央制御室換気系
中央制御室の居住性に係る被ばく評価について
中央制御室の居住性に係る運転員の被ばく評価は，「 原子力発電所中央制
御室の居住性に係る被ばく評価手法について(内規)」（ 以下「内規」という。）
に従い，原子炉冷却材喪失（仮想事故）及び主蒸気管破断（仮想事故）について影響評価を実施した。
ａ．解析条件
原子炉冷却材喪失（仮想事故）の主な解析条件を第 15 表，主蒸気管破断（仮想事故）の主な解析条件を第 16 表に示す。また，影響評価で想定した中央制御室換気系の条件を第 17 表に示す。

12 条-添付 5-28

第 15 表主な解析条件（原子炉冷却材喪失（仮想事故））（1／2）

項目
原子炉停止前の
原子炉出力

評価条件

選定理由
定格出力に余裕を見た値(定格出力の 105％)

3,440MW

核分裂生成物の蓄積量が平衡に達する運転時間に余裕をみた上で，原子炉運転時間2,000 日燃料 棒か ら放出さ れる 核
分裂生成物の割合

炉内蓄積量に対し
希ガス 100％
よう素50％

安全評価審査指針どおり

燃料 棒か ら放出さ れる よ
う素の割合

無機よう素
有機よう素

90％
10％

安全評価審査指針どおり

格納 容器 に放出さ れる 核
分裂 生成 物のうち ，格 納
容器内部に沈着する割合

希ガス
無機よう素
有機よう素

0％
50％
0％

安全評価審査指針どおり

サプ レッ ション・ チェ ン
バ内 のプ ール水へ の分 配
係数

希ガス
無機よう素
有機よう素

0
100
0

安全評価審査指針どおり

格納容器漏えい率

0.5％／d 一定

設計上定 められ た最大 値で一定を仮定

格納 容器 及び原子 炉建 屋
内での減衰

考慮する

放出までの崩壊を考慮

非常用ガス再循環系

よう素除去効率 80％
再循環率 4.8 回／d

非常用ガス処理系

よう素除去効率 90％
換気率 1 回／d

燃料の平 均炉内 滞在日 数に余裕をみた値

12 条-添付 5-29

よう素除 去効率 は設計 上定められた最小値に余裕をみた値，再循
環率は設計値
よう素除 去効率 は設計 上定められた最小値に余裕をみた値，換気率は設計値

第 15 表主な解析条件（原子炉冷却材喪失（仮想事故））（2／2）

項目

評価条件

選定理由

大気拡散評価モデル

ガウスプルームモデル

気象指針どおり累積出現頻度小さい方から 97％

気象指針どおり

建屋の影響

考慮しない

排気筒放出であるため，建屋影
響は小さい

実効放出継続時間

拡散条件(室内濃度)

放出位置

希ガス 24 時間
よう素 24 時間
Ｄ／Ｑ
4.9×10－２０ （Gy／Bq）
χ／Ｑ
1.2×10－６ （s／m ３ ）非常用ガス処理系排気筒（排気筒放出）保守的に設定気象指針に従って算出

内規どおり

気象資料

東海第二発電所において，2005 年 4 月 1 日から 2006 内規どおり(排気筒高さを代表
年 3 月 31 日までに観測さ する気象データを使用)れた気象データ

事故の評価期間

30 日

内規どおり

運転員の交替

5 直 2 交替

平常時の勤務形態を基に設定

12 条-添付 5-30

第 16 表主な解析条件（主蒸気管破断（仮想事故））（1／2）

項目

評価条件

選定理由

冷却 材中 のハロゲ ン等 濃度

I-131 を約 4.6×10 ３ Bq／
g とし，それに応じ他のハロゲン等の組成を拡散組成として考慮

I-131 に つ い て は保 安 規 定 上 許容される最大値

燃料 棒か ら追加放 出さ れる核分裂生成物の量

I-131 を 4.44×10 １ ４ Bqとし，それに応じ他の核分裂生成物の組成を平衡組成として考慮，希ガスについてはよう素の 2倍とする

I-131 に つ い て は先 行 炉 等 で の実測値の 平均値 に適切 な余裕を見た値

主蒸 気隔 離弁閉止 前に 破断口 より 放出され る追 加
放出核分裂生成物の量1％

安全評価審査指針どおり

主蒸 気隔 離弁閉止 後の 燃
料棒 から の核分裂 生成 物の追加放出

主蒸気隔離弁閉止直後に全て冷却材中に放出

安全評価審査指針どおり

燃料 棒か ら追加放 出さ れるよう素の割合

無機よう素 90％
有機よう素 10％

安全評価審査指針どおり

有機 よう 素が分解 した よう素 ，無 機よう素 及び よう素 以外 のハロゲ ンの キャリーオーバ割合

2％

安全評価審査指針どおり

ター ビン 建屋内で 床， 壁等に沈着する割合0％

保守的に設定原子 炉圧 力容器か らサ プ
レッ ショ ン・チェ ンバ への換気率

原子炉圧力容器気相
体積の 100 倍／d

崩壊熱相 当の蒸 気がサ プレッション・チェンバ内のプール水中に移行する 割合を 等価的 に表した値

主蒸気隔離弁漏えい率

120％／d 一定

安全評価審査指針どおり

12 条-添付 5-31

第 16 表主な解析条件（主蒸気管破断（仮想事故））（2／2）

項目

評価条件

選定理由

大気拡散評価モデル

ガウスプルームモデル

気象指針どおり累積出現頻度小さい方から 97％

気象指針どおり

建屋の影響

考慮する

内規どおり
(原子炉建屋の拡散への影響，
巻き込み効果を考慮)

実効放出継続時間

拡散条件(室内濃度)

希ガス
1 時間
よう素 20 時間
Ｄ／Ｑ
2.9×10-１８ （Gy／Bq）
χ／Ｑ
希ガス
8.3×10-４ （s／m３ ）よう素
4.9×10-４ （s／m３ ）

保守的に設定気象指針に従って算出

放出位置

タービン建屋(地上放出)

内規どおり

気象資料

東海第二発電所において，2005 年 4 月 1 日から 2006
年 3 月 31 日までに観測された気象データ内 規 ど お り (地 上 付 近 を 代 表する気象データ)

事故の評価期間

30 日

内規どおり

運転員の交替

5 直 2 交替

平常時の勤務形態を基に設定

12 条-添付 5-32

第 17 表中央制御室換気系の条件

項目

評価条件

選定理由

中央制御室容積2,800m３

設計値

再循環フィルタ流量

0～15 分
0m ３ ／h15 分～24 時間 5,100m ３ ／h
24 時間以降
0m ３ ／h

同上

外気取り込み量

0～15 分
3,400m ３ ／h
15 分～24 時間
0m ３ ／h
24 時間以降
45,900m ３ ／h

単一故障発生後（24 時間以降）は系統流量が中央制御室
内に流入すると想定する。

チャ コー ルフィル タの 除去効率

0～15 分
15 分～24 時間
24 時間以降

同上

外気リークイン量

2,800m３ ／h（1 回／h）

空 気 流 入 率 試 験 結 果 （ 0.45回／h）に余裕を見た値

非常 時運 転モード への 切
替時間

15 分

運転操作時間に余裕を見た
値

0％
90％
0％

12 条-添付 5-33

(2)ダクト修復作業に係る作業員の被ばく評価について
中央制御室換気系のダクトを修復する際の影響について，主蒸気管破断（仮想事故）を対象とし，修復期間を考慮して作業員の被ばく評価を実施した。
ａ．解析条件
ダクト修復作業時の条件（主蒸気管破断（仮想事故））を第 18 表に示す。

第 18 表ダクト修復作業時の条件（主蒸気管破断（仮想事故））

項目
単一故障想定箇所

中央制御室換気系の運転状態

修復期間

評価条件
中央制御室換気系ダクト
0分

～15 分

通常運転状態

15 分～24 時間再循環運転状態

24 時間～72 時間（2 日間）

ダクトに単一故障発生
作業準備（足場設置等）
再循環運転状態

72 時間～76 時間（4 時間）

ダクト修復作業換気系停止状態

76 時間～

再循環運転状態

単一故障発生直後から 52 時間

選定理由
被ばく評価上最も厳しい箇所を想定単一故障及び修復作業
を考慮

修復作業が困難で最も修復期間が長くなる箇所の修復を想定

一人当たりの作業時間

12 時間

修復作業エリア
容積（作業エリアの放射性物質濃度は外気と同じと仮定）

換気設備がバウンダリの外側にあることから保守的に設定線源からの距離2m

線源である中央制御室
換気系フィルタに最も近接する作業場所（第 9図参照）

マスクによる防護係数

考慮しない

12 条-添付 5-34

交替を考慮する

保守的に設定平面図

約 2.6mＢ系

約 0.67m

Ａ系

約 0.67m

中央制御室換気系フィルタユニット

空気調和機へ

立面図

2m として評価
約 2.6m

空気調和機へ

約 2.2m

約 2.3m

約 7.6m凡例：単一設計箇所：評価点：線源（フィルタ）位置

第9図

配管修復作業時の評価点（主蒸気管破断（仮想事故））

12 条-添付 5-35

ｂ．評価結果
主蒸気管破断（仮想事故）における中央制御室換気系のダクト修復作業に係るエリアの線量率を第 19 表に示す。また，修復作業期間中に被ばく線量が最も厳しくなる，単一故障発生直後から 12 時間作業する作業員の実効線量は，約 6.2×10－１ mSv となる。評価結果を第 20 表に示す。なお，原子炉冷却材喪失（仮想事故）における作業員の実効線量は約 2.0
×10－１ mSv となる。

第 19 表ダクト修復作業に係るエリアの線量率（mSv／h）

事故後の時間[日(時間)]

原子炉建屋内に放出された
放射性物質による被ばく
ガンマ線による
吸入による
外部被ばく
内部被ばく

換気空調系フィルタからの直接ガンマ線による
外部被ばく

合

計

1（24）

約 1.2E-04

約 4.9E-02

約 2.8E-03

約 5.2E-022（48）

約 6.1E-05

約 3.8E-02

約 4.4E-03

約 4.2E-023（72）

約 4.0E-05

約 3.1E-02

約 4.8E-03

約 3.6E-024（96）約 2.9E-05

約 2.6E-02

約 5.1E-03

約 3.1E-02

5（120）

約 2.2E-05

約 2.2E-02

約 5.4E-03

約 2.7E-02

6（144）

約 1.8E-05

約 1.9E-02

約 5.6E-03

約 2.4E-02

7（168）

約 1.4E-05

約 1.6E-02

約 5.8E-03

約 2.2E-02

8（192）

約 1.2E-05

約 1.4E-02

約 5.9E-03

約 2.0E-02

9（216）

約 9.8E-06

約 1.2E-02

約 5.9E-03

約 1.8E-02

10（240）

約 8.2E-06

約 1.0E-02

約 5.8E-03

約 1.6E-02

第 20 表項
外気から取り込まれた放射性物質による被ばく（外気と同じと仮定）作業員の実効線量評価結果
目
ガンマ線による外部被ばく

約 1.5×10－３

吸入による内部被ばく

約 5.9×10－１

フィルタからのガンマ線による外部被ばく合

実効線量（mSv）

計

12 条-添付 5-36

約 3.4×10－２
約 6.2×10－１

ｃ．参考評価（1）中央制御室換気系ダクトの修復を考慮した中央制御室の居住性に係る運転員の被ばく評価
静的機器の単一故障を想定した中央制御室の居住性に係る運転員の被ばく評価は，事故発生から 24 時間後に中央制御室換気系ダクトが全周破断すると想定し，ダクト破断後の修復を考慮せずに，破断箇所からフィルタを通らない外気が中央制御室に流入するものとして，事故発生後 30 日間の運転員の被ばく評価を行っている。
しかしながら，現実的には破断箇所の修復が可能であることから，修復を考慮した場合の中央制御室の居住性に係る被ばく評価を以下のとおり実施した。
ダクト破断発生からダクトの修復までの間は，破断箇所からフィル
タを通らない外気が中央制御室に流入するものとし，配管修復後は中央制御室換気系について再循環運転（閉回路循環運転 ※ ）を行うとして，
第 21 表に示す条件で評価を行った。
結果は第 22 表に示すとおりであり，中央制御室の運転員の実効線量
は，原子炉冷却材喪失，主蒸気管破断ともに 1.9mSv で判断基準（実効線量 100mSv 以下）を満足することを確認した。

※ 閉回路循環運転 27 時間，外気取入運転 3 時間を交互に行う間欠運転を想定。

12 条-添付 5-37

第 21 表

作業時間

事故発生～
15分

15分～
24時間

24時間～
72時間
[2日間]
72時間～
76時間

中央制御室換気系ダクトの修復を考慮した評価条件

中央制御室換気系の状況

通常運転状態

室内取込流量外気取込量： 3,400m３ ／h

再循環流量

：

0m３ ／hインリーク量： 2,800m３ ／h

再循環運転状態（閉回路循環運転）

0m３ ／h

外気取込量

：

再循環流量

： 5,100m３ ／h

インリーク量： 2,800m３ ／h
ダクトに単一故障発生
作業準備（足場設置等）
換気系停止状態

ダクト修復作業換気系停止状態

外気取込量：

0m３ ／h

再循環流量：

0m３ ／hインリーク量：48,700m３ ／h
外気取込量

：

0m３ ／h

再循環流量：

0m３ ／hインリーク量：48,700m３ ／h

[4時間]

外気取込量

：

0m３ ／h(3,400m３ ／h)

76時間
以降

再循環運転状態（閉回路循環運転 27 時間，
外気取入運転 3 時間の間欠運
転）

再循環流量

： 5,100m３ ／h(1,700m３ ／h)

インリーク量： 2,800m３ ／h(2,800m３ ／h)※( )内は外気取入運転時の値

12 条-添付 5-38

第 22 表ダクトの修復を考慮した中央制御室の運転員の線量評価結果（単位:mSv）
項

室内滞在時

目

原子炉冷却材喪失

主蒸気管破断建物内放射性物質からの直接線及びスカイシャイン線による被ばく

約 6.6×10－１

約 1.3×10－４大気中放射性物質による被ばく

約 2.4×10－２

約 9.2×10－３

室内に取り込まれる放射性物質による被ばく

約 2.6×10－１

約 1.8×10０

建物内放射性物質からの直接線及びスカイシャイン線による被ばく

約 8.7×10－１

約 2.1×10－３大気中放射性物質による被ばく

約 3.5×10－２

約 9.4×10－２

約 1.9×10０

約 1.9×10０

入退域時

合

計

12 条-添付 5-39

(3)空気流入率試験結果について「原子力発電所中央制御室の居住性に係る被ばく評価手法について（内規）」（平成 21・07・27 原院第 1 号）の別添資料「原子力発電所の中央制
御室の空気流入率測定試験手法」に基づき，東海第二発電所の中央制御室について 2010 年 2 月に試験を実施した。試験結果は第 23 表に示すとおりであり，空気流入率は最大で 0.45 回／h である。

第 23 表中央制御室空気流入率試験結果

項目

内容

試験期間

試験結果

2010 年 2 月 12 日～2010 年 2 月 14 日
系統

空気流入率(95％信頼限界値)

Ａ

0.43 回／h(±0.015)

Ｂ

0.45 回／h(±0.015)

12 条-添付 5-40

添付 6
静的機器単一故障時の格納容器冷却機能代替性確認評価

1.

評価条件
本評価では，静的機器の単一故障が発生した場合における格納容器冷却機
能の代替性を確認する。
原子炉冷却材喪失を対象として，事象発生後 15 分（低圧注水系から格納容器スプレイ系への切替え）時点でスプレイヘッダ（サプレッション・チェン
バ側）の全周破断が発生すると仮定して評価を実施する。
動的機器の単一故障を仮定したベースケースと，静的機器の単一故障を考慮した代替性確認評価の条件比較を第 1 表に示す。

第1表
項目

評価条件の比較（原子炉冷却材喪失）代替性確認評価

代替性確認評価

ケース1

ケース2

ベースケース

格納容器冷 スプレイ流量

スプレイ流量スプレイ流量却系の機能 ・ドライウェル側

・ドライウェル側・ドライウェル側：95％×2系統：95％×1系統：95％×1系統

・サプレッション・・サプレッション・・サプレッション・

チェンバ側：0％

チェンバ側：0％

チェンバ側：5％×1系統

作動系統

残留熱除去系(2/2系統) 残留熱除去系(2/2系統) 残留熱除去系(1/2系統)
・格納容器スプレイ
冷却：2系統・格納容器スプレイ
冷却：1系統・格納容器スプレイ
冷却：1系統・サプレッション・
プール水冷却
：1系統

2.

評価結果
前述の条件で評価を実施した結果を第 2 表，第 1 図～第 4 図に示す。
静的機器の単一故障を仮定した場合，ベースケースよりもサプレッション・プール水温度の余裕が大きくなり，他のパラメータは同等となった。
12 条-添付 6-1

この結果から，静的機器の単一故障が発生した場合における格納容器冷却機能の代替性を有していることが確認された。

第2表
項

目

ドライウェル
最高温度（℃）

評価結果の比較（原子炉冷却材喪失）代替性確認評価

代替性確認評価

ケース 1

ケース 2

約 139

ベースケース

判断基準

約 139

約 139

171

約 250

約 250

約 250

310

約 71

約 71

約 88

104

約 200

約 200

約 200

310

ドライウェル
最高圧力（kPa[gage]）
サプレッション・
チェンバプール水
最高水温（℃）
サプレッション・
チェンバ最高圧力（kPa[gage]）12 条-添付 6-2

ドラ イウ ェ ル温度 及び
サプ レッ シ ョン・チ ェン バのプー ル 水温度

ドライウェル（ケース 1）
ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾁｪﾝﾊﾞ（ケース 1）
ドライウェル（ベースケース）
ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾁｪﾝﾊﾞ（ ベースケース）

約 139℃

格納容器スプレイ冷却系起動（15 分後）
約 88℃

約 71℃
（℃）

第1図

代替性確認評価ケース 1 とベースケースの評価結果比較（格納容器温度）

格納 容器 圧 力

ドライウェル（ケース 1）
ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾁｪﾝﾊﾞ（ケース 1）
ドライウェル（ベースケース）
ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾁｪﾝﾊﾞ（ ベースケース）

約 250kPa[gage]

約 200kPa[gage]

格納容器スプレイ冷却系起動（15 分後）第2図

代替性確認評価ケース 1 とベースケースの評価結果比較（格納容器圧力）12 条-添付 6-3

ドラ イウ ェ ル温度 及び
サプ レッ シ ョン・チ ェン バのプー ル 水温度

ドライウェル（ケース 2）
ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾁｪﾝﾊﾞ（ケース 2）
ドライウェル（ベースケース）
ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾁｪﾝﾊﾞ（ ベースケース）

約 139℃

格納容器スプレイ冷却系起動（15 分後）
約 88℃

約 71℃

（℃）

第3図

代替性確認評価ケース 2 とベースケースの評価結果比較（格納容器温度）

格納 容器 圧 力

ドライウェル（ケース 2）
ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾁｪﾝﾊﾞ（ケース 2）
ドライウェル（ベースケース）
ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾁｪﾝﾊﾞ（ ベースケース）

約 250kPa[gage]

約 200kPa[gage]

格納容器スプレイ冷却系起動（15 分後）第4図

代替性確認評価ケース 2 とベースケースの評価結果比較（格納容器圧力）12 条-添付 6-4

添付 7
修復作業の成立性に関する検討について

1.
(1)

原子炉建屋ガス処理系配管
修復作業の実施について
ａ．実施時期
原子炉建屋ガス処理系の単一設計箇所については，配管に全周破断を想定したとしても安全上支障のない期間内に修復可能であることから，基準に適合していることを確認している。
燃料集合体落下の発生を起点として，24時間後に単一設計箇所が故障したと想定する。燃料集合体の落下における非居住区域境界外の公衆被ばく評価及び配管修復作業に係る作業員の被ばく評価に基づき修復作業の実施可能期間を定めた結果を以下に示す。これにより安全上支障のない期間に確実に修復できることが確認できた。
作業期間は原子炉建屋ガス処理系の機能を回復させるための最短の時期を示しており,実運用における作業期間は公衆や作業員の被ばくを考慮した上で決定する。なお，作業期間におけるタイムチャートについて
は「(3)詳細工程について」で示す。
経過日数（日）

0

5

10

15

20

25

★ 燃料集合体の落下★ 単一故障発生（非居住区域境界外の被ばく 5mSv 以下）
修復作業の実施可能期間
配
管
修
復

作業期間

屋内配管

修復作業の実施可能期間
作業期間

屋外配管

12 条-添付 7-1

(2)

作業手順について
ａ．作業手順配管の修復作業は，破断箇所を特定した後，あらかじめ用意した修復用資機材を用いて，以下の手順により修復を行う。
① 準備作業（修復用資機材運搬等）
・修復用資機材は発電所構内に保管する。
・修復用資機材は使用環境（耐圧性，耐熱性）を考慮した仕様のものを準備する。
② 修復箇所の作業性を確保する（高所の場合は足場を設置する）。
③ 破断面のバリ等の凹凸を除去し，チェーンブロック等により芯合せを行う。
④ 配管破断箇所に，修復用資機材（補修用パテ，クランプ等）を取り付ける。
なお，修復作業については協力会社を含めた作業員の召集体制，資機材の準備，作業手順，訓練の実施等の必要事項を今後社内規程として整備する。

ｂ．修復方法
原子炉建屋ガス処理系配管の修復方法を以下に図示する。
原子炉建屋ガス処理系配管には，直管部，エルボ部，分岐（Ｔ字，Ｙ字）部，壁貫通部，サポート部があり，いずれの部位に故障が発生した
場合にも対応できるよう検討した。
なお，修復方法については，必要に応じて追加・見直しを行う。

12 条-添付 7-2

①直管部の修復・補修用クランプにて固定②エルボ部の修復
・補修用パテ＋バンドにて補修③分岐部の修復
・補修用パテ＋バンドにて補修

12 条-添付 7-3

④分岐部の修復
・補修用パテ＋バンドにて補修⑤建屋貫通部の修復
・シール用パテによる補修⑥サポート部の修復・補修用パテによる補修

12 条-添付 7-4

ｃ．修復用資機材
修復用資機材としては以下のものが挙げられる。
修復用資機材については，使用環境（耐圧性，耐熱性）を考慮した仕様のものを準備することとし，発電所構内に保管する。
なお，修復用資機材については，必要に応じて追加・見直しを行う。

ⅰ）鋼管足場資材（足場パイプ，足場板，クランプ，ベース等）
ⅱ）高所作業時安全装備品（安全帯，安全ネット，親綱，セイフティー
ブロック等）
ⅲ）吊り具（チェーンブロック，ワイヤーロープ等）
ⅳ）補修用クランプ（600A 用，450A 用），補修用パテ，バンド等
ⅴ）研削工具(3)

詳細工程についてａ．屋内作業
修復は破断箇所を特定した後に行うため，足場設置箇所が限定できることから，足場の組立作業を含めても 2 日間程度で可能である。なお，
足場解体作業は，事故収束後（後日）の対応とする。
原子炉建屋ガス処理系配管の修復作業についてモックアップを行い，タイムチャートを作成した。これにより 2 日間での修復作業の成立性を確認することができた。
また，被ばく評価の結果に基づき，配管修復作業における 1 人当たりの作業時間を 4 時間とすると，12 班（作業員総数 68 名）で修復作業を実施することができ，作業員 1 人当たりの被ばく量は最大で 52mSv（4 時間）となることが確認できた。
12 条-添付 7-5

項目

中央制御室での検知

１日

２日

３日

1h

装備準備

1h

漏えい箇所特定4h

資機材搬入･移動･段取り

18h

足場設置(鋼管足場等)

13h

配管修復作業準備

4h

破断面表面処理/芯合せ

6h

修復用資機材取付け･固定

5h

漏えい確認

2h
7 人 × 10 mSv／
① 7 人 × 10 mSv／
② 7 人 × 10 mSv／
③ 7 人 × 10 mSv／
④ 5 人 × 52 mSv／人⑤ 5 人 × 52 mSv／人⑥ 5 人 × 52 mSv／人⑦ 5 人 × 52 mSv／人⑧ 5 人 × 52 mSv／人⑨ 5 人 × 52 mSv／人⑩ 5 人 × 52 mSv／人⑪ 5 人 × 52 mSv／人
⑫

※

：修復作業

最も被ばく線量が厳しい箇所の故障を想定した場合，修復作業に 68
名の作業員（作業責任者，放管員含む）が必要となる。しかし，当該作業の想定では事故発生から 20 日後に作業を開始することになっており，必要な作業員を確保ための時間は十分あると考える。
また，非居住区域境界外の被ばくの評価結果から，作業開始を遅らせることも可能であり，これにより被ばく線量を低減することができ，必要な要員数を削減できる。
なお，故障発生箇所がチャコールフィルタから離れた場所であれば，作業場所の線量が低下するため，必要な要員数は低減される。

12 条-添付 7-6

ｂ．屋外作業
原子炉建屋ガス処理系配管のうち，屋外配管の修復作業についてのタ
イムチャートを以下に示す。
屋外作業では高さ 15m の足場組立を想定しているため，屋内作業に比べて足場組立の作業量が増加することになり，修復には約 4 日間を要する。しかし，建屋外のため放射線源であるフィルタを考慮する必要が無
いこと，配管中のガスはフィルタで浄化したものであることから，修復作業を通常の 3 交替で実施することができる。
したがって，配管修復作業は 3 班，30 名（延べ人数 102 名）で実施することができる。

項目

中央制御室での検知

１日

２日

３日

４日

５日

1h

装備準備

1h

漏えい箇所特定4h

資機材搬入･移動･段取り

32h

足場設置(鋼管足場等)

48h

配管修復作業準備

4h

破断面表面処理/芯合せ

6h

修復用資機材取付け･固定

5h

漏えい確認

2h
8人
①

8人
②

8人
③

8人
①

10 人
②

10 人
③

10 人
①

10 人
②

10 人
③

10 人
①

5人
②

5人
③

※

：修復作業

12 条-添付 7-7

(4)狭隘部の作業
原子炉建屋ガス処理系配管の単一設計箇所に修復作業が困難な狭隘部が存在するかを現場点検により確認した。
その結果，原子炉建屋ガス処理系配管は全範囲において目視により破損状況を確認することが可能であり，修復作業が困難な狭隘部も存在しない
ことを確認した。確認に当たっては，最も作業性が悪い箇所（写真⑤）を選定したモックアップ作業も実施している。
以下に配管の敷設状況を示す。

原子炉建屋（原子炉棟）

単一設計箇所
区分Ⅰ

FO
AO

プレフィルタヘパフィルタスペースヒータ

チャコールフィルタ

ヘパフィルタ

電気加熱器

プレフィルタヘパフィルタスペースヒータ

チャコールフィルタ

ヘパフィルタ

FO
AO

FO
AO
ドレンサンプへ

⑤

AO

FO
AO

(A)

GD

(B)

GD

①

排風機

④

⑥

区分Ⅱ

FO

非常用ガス処理系排気筒へ

電気加熱器

AO

湿分除去装置FO

湿分除去装置

原子炉建屋ガス処理系 (非常用ガス再循環系)

②

③

排風機

12 条-添付 7-8

ヘパフィルタAO

AO

ヘパフィルタFO

GD

チャコールフィルタFO(B)

スペースヒータ

AO

電気加熱器

FO

AO

チャコールフィルタ

⑥

FO
GD

スペースヒータ

(A)

電気加熱器

原子炉建屋ガス処理系 (非常用ガス処理系)

⑮

FO
AO

⑦
FO
AO

⑧～⑭

①

②

③
Ⅱへ

Ⅲへ

約φ610mm

Ⅰから

Ⅰへ
④

Ⅱから

⑤

⑥

Ⅲへ
Ⅲから

原子炉
棟へ
Ⅲから

Ⅱから
⑦

SGTS(A)

SGTS(B)⑧
SGTS(A)
から

⑨
Ⅴへ

Ⅳへ

Ⅵへ
SGTS(B)
から

⑩

Ⅳから
⑪

Ⅴから
⑫
Ⅸへ

Ⅵから

Ⅶから
Ⅶへ
Ⅷへ
Ⅷから

約φ460mm

⑬

⑭

⑮
建屋内から

Ⅹへ

Ⅸから

Ⅹから

建屋外へ

12 条-添付 7-9

2.
(1)

中央制御室換気系
修復作業の実施時期について
中央制御室換気系の単一設計箇所については，ダクトに全周破断を想定し，安全上支障のない期間内に修復可能であることから，基準に適合していることを確認している。
主蒸気管破断の発生を起点として，24時間後に単一設計箇所が故障したと想定する。主蒸気管破断における中央制御室運転員の被ばく評価及びダクト修復作業に係る作業員の被ばく評価に基づき修復作業の実施可能期間を定めた結果，その期間内に確実に修復できることが確認できた。
作業期間は中央制御室換気系の機能を回復させるための最短の時期を示しており，実運用における作業期間は中央制御室の運転員や作業員の被ばくを考慮した上で決定する。
故障が小規模破損で検知に時間を要し，作業開始が24時間遅れた場合であっても，安全上支障のない期間内に確実に修復できることも確認できた。
なお，作業期間におけるタイムチャートについては「(3)詳細工程について」で示す。

経過日数（日）05★ 主蒸気管破断★ 単一故障発生

10

15

20

（中央制御室運転員の被ばく 100mSv 以下）
修復作業の実施可能期間

ダクト修繕

（検知まで
24時間遅れた
場合）

25

作業期間

作業期間

12 条-添付 7-10

(2)作業手順について
ａ．作業手順ダクトの修復作業は，破断箇所を特定した後，あらかじめ用意した修復用資機材を用いて，以下の手順により修復を行う。
① 準備作業（修復用資機材運搬等）
・修復用資機材は発電所構内に保管する。
・修復用資機材は使用環境（耐圧性，耐熱性）を考慮した仕様のものを準備する。
② 修復箇所の作業性を確保する（高所の場合は足場を設置する）。
③ 破断面のバリ等の凹凸を除去する。
④ ダクト破断箇所に，修復用資機材（ゴムシート，当て板等）を取り付ける。
なお，修復作業については協力会社を含めた作業員の召集体制，資機材の準備，作業手順，訓練の実施等の必要事項を今後社内規程として整備する。

ｂ．作業イメージ図
中央制御室換気系ダクトの修復方法を以下に図示する。
中央制御室換気系ダクトには，直管部，エルボ部，分岐（Ｔ字）部，床貫通部，サポート部があり，いずれの部位に故障が発生した場合にも対応できるよう検討した。なお，修復方法については，必要に応じて追加・見直しを行う。
また，軽微な故障の場合は当て板，紫外線硬化型ＦＲＰシート，コーキング等，通常の補修方法を適用することができる。

12 条-添付 7-11

①中央制御室空調ダクト直管部における修復方法
・ゴムシート＋金属金網（メッシュ）により補強，バンドにて固定
バンド

ゴムシート＋金属金網

破断面②中央制御室空調ダクトエルボ部における修復方法
・ゴムシート＋金属金網（メッシュ）により補強，バンドにて固定③中央制御室空調ダクト分岐部における修復方法
・ゴムシート＋金属金網（メッシュ）により補強，バンドにて固定

12 条-添付 7-12

④中央制御室空調ダクト貫通部における修復方法
・ゴムシート＋アングル材にてダクトを固定，破断面をコーキング処理
ゴムシート＋アングル材(リベットおよびアンカーボルトにて固定)

コーキング用シール材(パテ)

床

ダクト
破断部

ｃ．修復用資機材
修復用資機材としては以下のものが挙げられる。
修復用資機材については，使用環境（耐圧性，耐熱性）を考慮した仕様のものを準備することとし，発電所構内に保管する。
なお，修復用資機材については，必要に応じて追加・見直しを行う。

ⅰ)

鋼管足場資材（足場パイプ，足場板，クランプ，ベース等）

ⅱ)

ゴムシート，金属板，アルミテープ，ラチェットバンド，コーキ
ング材等

(3)

ⅲ)

チェーンブロック・ジャッキ等

ⅳ)

保温板金（ロール状），アングル鋼材等（固定用）等

詳細工程について修復は破断箇所を特定した後に行うため，足場設置箇所が限定できることから，足場の組立作業を含めても2日間程度で修復可能である。なお，足場解体作業は，事故収束後（後日）の対応とする。
12 条-添付 7-13

中央制御室換気系ダクトの修復作業についてモックアップを行い，タイ
ムチャートを作成した。これにより2日間での修復作業の成立性を確認する
ことができた。
また，被ばく評価の結果から，中央制御室換気系ダクトの修復作業では最も厳しい条件であっても線量率は約5.2×10－２ mSv／hであり，3交替で作業することができる。したがって，中央制御室換気系ダクトについては，3班，24名（延べ41名）にて修復作業が実施可能であることを確認できた。
項目

中央制御室での検知

１日

２日

３日

1h

装備準備

1h

漏えい箇所特定2h

資機材搬入･移動･段取り

16h

足場設置(鋼管足場等)

18h

作業準備

6h

ダクト破断面の整形
ゴム板・金網による固定（壁貫通部は当て板使用）
漏えい確認

2h
4h
2h
10 人×0.40 mSv／人①
7 人×0.40 mSv／人②
7 人×0.4 2mSv／人③
7 人×0.42 mSv／人①
5 人×0.42 mSv／人②
5 人×0.42 mSv／人
③

※

：補修作業

中央制御室換気系ダクトの修復作業における被ばく評価の結果から，当該作業の被ばく線量は十分低い値であり，修復作業の実現性に問題はない。

(4)

狭隘部の作業
中央制御室系ダクトについて修復作業が困難な狭隘部が存在するかを現場点検により確認した。その結果，中央制御室換気系ダクトは全範囲において目視により破損状況を確認することが可能であり，修復作業が困難な
12 条-添付 7-14

狭隘部も存在しないことを確認した。確認に当たっては，最も作業性が悪い箇所（写真⑧）を選定したモックアップ作業も実施している。
以下にダクト敷設状況を示す。
④

⑤

③
②

⑧

⑦

⑥
①

⑨

⑯

⑩
⑪

⑬⑭⑮

⑫

⑰

①

②

③

Ⅰへ
Ⅰから
Ⅲへ
Ⅱへ

MCR から

④

⑤

Ⅲから

Ⅱから
⑥
Ⅴから

Ⅵへ

Ⅳから

Ⅳへ

Ⅴへ
チャンバ
⑦

⑧

⑨

Ⅶへ
Ⅶから
Ⅵから

⑩

Ⅷへ

⑪

Ⅸへ
⑫

12 条-添付 7-15

Ⅷから

Ⅸから
Ⅸから
Ⅸから

フィルタユニットへ

フィルタユニットへ
⑬

⑭

⑮

Ⅹへ
Ⅹから

から
空気調和機へ

へ
フィルタファンから⑯
空気調和機から

⑰

MCR へ

から
MCR へ

MCR へ
へ

12 条-添付 7-16

3.

モックアップによる修復作業の成立性確認
原子炉建屋ガス処理系配管及び中央制御室換気系ダクトについて，全周破断を想定した修復作業のモックアップを実施することにより，修復作業の成立性を確認し，作業ステップ毎のタイムチャートを作成した。確認項目は以下のとおり。
①

破断箇所が高所であった場合，安全・確実に足場を設置することが可能であること。

②

狭隘部に対して，バンド巻き等の修復作業を実施できること。

③

当該系統の配管（ダクト）形状に対して修復作業を適用できるこ④

作業ステップ毎に必要な要員数，作業時間を確認し，タイムチャーと。

トを作成する。
モックアップの結果，原子炉建屋ガス処理系配管及び中央制御室換気系ダ
クトに全周破断が発生した場合，修復作業が実施可能であることが確認できた。以下にモックアップの状況を示す。

(1)

原子炉建屋ガス処理系配管
原子炉建屋ガス処理系配管について修復作業のモックアップを実施する
ことにより作業の成立性を確認した。
ａ．モックアップ対象箇所
原子炉建屋ガス処理系配管の全てのラインについて現場確認を行い，作業性（高所，狭隘）及び想定される雰囲気線量から，最も作業が困難である場所（非常用ガス再循環系から非常用ガス処理系への連絡配管）を選定した。

12 条-添付 7-17

ｂ．足場設置状況
原子炉建屋ガス処理系配管は高所に敷設されていることから，破断想定箇所での作業性確保のため足場等を設置することが可能であるかを，
モックアップ対象箇所で実際に足場を設置することにより確認した。第
1図に足場組立状況を示す。図に示すとおり，モックアップ対象箇所において安全・確実に足場組立を行うことが確認できた。
モックアップ対象箇所は高所，狭隘，高線量である場所を現場確認により選定していることから，原子炉建屋ガス処理系配管の全範囲で足場設置可能であると評価する。
モックアップ対象箇所
SGTS

SGTS (B)(A)

FRVS(A)
評価点
FRVS(B)

足場組立状

第1図

現場モックアップ状況（足場組立全景）

ｃ．狭隘部における作業状況
破断想定箇所に対して補修作業が実施できることを確認するため，モックアップ対象箇所に補修用バンドの巻付けを行った。第2図に作業状況を示す。図に示すとおり，モックアップ対象箇所において安全・確実に補修作業を実施できることが確認できた。
モックアップ対象箇所は高所，狭隘，高線量である場所を現場確認に
12 条-添付 7-18

より選定していることから，原子炉建屋ガス処理系配管の全範囲で補修作業が実施可能であると評価する。

第2図

狭隘部作業状況ｄ．補修作業の実施状況
原子炉建屋ガス処理系配管の形状には，直管，エルボ管，分岐管（Ｔ字，Ｙ字）がある。これらの配管形状について補修用バンドの巻付けが実施可能であることを確認した。モックアップ対象箇所は直管であるため，その他の形状については別系統の大口径配管を用いた。
なお，原子炉建屋ガス処理系には壁貫通部とサポート部があるが，これらについては補修用パテにより修復を行う計画である。
作業状況を第3図に示す。図に示すとおり，補修用バンドの巻付けは様々な形状に適用できることが確認できた。これにより原子炉建屋ガス処理系配管の全範囲で，補修作業が実施可能であると評価する。
①

直管部（実機）②

第3-1図エルボ部（模擬・別系統）

修復模擬作業状況

12 条-添付 7-19

③分岐部（模擬・別系統）

第3-2図

修復模擬作業状況

ｅ．モックアップの実測データ
モックアップにより実測したデータを以下に示す。
(a)

作業時間

作業項目

作業時間

作業員 ※3

資機材準備

18h※1

5人

足場組立

13h※1

3人

配管修復準備

10h※2

3人

配管修復

5h※1

3人

備考

床面高さ約5ｍ

補修用パテの硬化時間は10～60分※1

保守的な評価として実測値を 1.5 倍した。

※2

破断面の処理や配管の芯合せ等，モックアップできない作業については予想時間とした。
※3

実際の作業では，作業員の他に監督者及び放管員が必要となる。

(b)

必要資機材
足場設置用の資機材を以下に示す。

12 条-添付 7-20

（使用材料）
足場板

2ｍ×8

ベース

2

足場板

1.5ｍ×6

キャッチ

14

足場板

1ｍ×2

直交

40

メッシュ

1ｍ×1

自在

1

足場パイプ

2.5×7

ジョイント

3

足場パイプ

2ｍ×10

ステップバー

10

足場パイプ

1.5ｍ×15

セイフティブロック

1

足場パイプ

1ｍ×6

安全ネット

2

足場パイプ

0.5ｍ×1

ワイヤー

1

ｆ．タイムチャート
モックアップの実績に基づき原子炉建屋ガス処理系配管の修復作業におけるタイムチャートを作成した。モックアップは原子炉建屋ガス処理
系配管の中で最も作業困難な箇所を選定して実施していることから，ここに示すタイムチャートは最も時間のかかる作業におけるものである。
項目

中央制御室での検知

１日

２日

３日

1h

装備準備

1h

漏えい箇所特定4h

資機材搬入･移動･段取り

18h

足場設置(鋼管足場等)

13h

配管修復作業準備

4h

破断面表面処理/芯合せ

6h

修復用資機材取付け･固定

5h

漏えい確認

2h
7 人／班
①

②

③

④

5 人／班
⑤

※

：修復作業
12 条-添付 7-21

⑥

⑦

⑧

⑨

⑩

⑪

⑫

なお，屋外作業については，足場設置までは過去の工事実績から，配管補修についてはモックアップの実績からタイムチャートを作成した。
項

目

中央制御室での検知

１日

２日

３日

４日

①

10 人／班

５日

1h

装備準備

1h

漏えい箇所特定4h

資機材搬入･移動･段取り

32h

足場設置(鋼管足場等)

48h

配管修復作業準備

4h

破断面表面処理/芯合せ

6h

修復用資機材取付け･固定

5h

漏えい確認

2h
8 人／班
①

②

③

②

③

①

②

③

①

5 人／班
②

※

(2)

③

：修復作業

中央制御室換気系ダクト
中央制御室換気系ダクトについて修復作業のモックアップを実施することにより作業の成立性を確認した。
ａ．モックアップ対象箇所
中央制御室換気系ダクトの全てのラインについて現場確認を行い，作業性（高所，狭隘）及び想定される雰囲気線量から，最も作業が困難である場所（フィルタユニットの循環ライン（入口側））を選定した。

ｂ．足場設置状況
中央制御室換気系ダクトには高所に敷設されている箇所があることから，破断想定箇所での作業性確保のため足場を設置することが可能であ
るかを，モックアップ対象箇所で実際に足場を設置することにより確認

12 条-添付 7-22

した。第4図に足場組立状況を示す。図に示すとおり，モックアップ対
象箇所において安全・確実に足場組立を行うことが確認できた。

第4図

現場モックアップ状況（足場組立全景）

モックアップ対象箇所は高所，狭隘である場所を現場確認により選定していることから，中央制御室換気系ダクトの全範囲で足場設置可能であると評価する。

ｃ．狭隘部における作業状況
破断想定箇所に対して補修作業が実施できることを確認するため，モックアップ対象箇所にゴムシート＋金属金網の取付けを行った。第5図に作業状況を示す。図に示すとおり，モックアップ対象箇所において安全・確実に補修作業を実施できることが確認できた。
モックアップ対象箇所は高所，狭隘，高線量である場所を現場確認により選定していることから，中央制御室換気系ダクトの全範囲で補修作業が実施可能であると評価する。
12 条-添付 7-23

（モックアップ対象箇所）
ゴムシート＋金属金網取付け
後，バンドによる固定を実施。
ダクト

第5図

狭隘部作業状況ｄ．補修作業の実施状況
中央制御室換気系ダクトの形状には，直管，エルボ管，分岐管（Ｔ字）がある。これらのダクト形状についてゴムシート＋金属金網による補修作業が実施可能であることを確認するため，モックアップ対象箇所にゴムシート＋金属金網の取付けを行う。
作業状況を第6図に示す。図に示すとおり，ゴムシート＋金属金網の取付けはモックアップ対象箇所に対して実施可能であることが確認できた。モックアップ対象箇所は最も作業性の悪いＴ字分岐管を選定していることから，その他の形状については適用できると評価する。

第6図

分岐部修復状況

また，中央制御室換気系ダクトの床貫通部についても，補修作業（模12 条-添付 7-24擬）を実施した。作業状況を第7図に示す。床貫通部には高所，狭隘など作業性の悪い箇所はなく，図に示すとおり，問題なく補修することができる。
ゴムシート＋アングル材(リベットおよびアンカーボルトにて固定)

コーキング用シール材(パテ)

床

ダクト
破断部

第7図

床貫通部模擬作業状況

以上により中央制御室換気系ダクトの全範囲で，補修作業が実施可能であると評価する。

ｅ．モックアップの実測データ
モックアップにより実測したデータを以下に示す。
(a)

作業時間
作業項目

作業時間

作業員 ※3

資機材準備

16h※1

8人

足場組立

18h※1

5人

ダクト修復準備

8h※2

3人

ダクト修復

4h※1

3人

※1

備考

床面高さ約5ｍ

保守的な評価として実測値を 1.5 倍した。
12 条-添付 7-25

※2

破断面の処理等，モックアップできない作業については予想時間

とした。
※3

実際の作業では，作業員の他に監督者及び放管員が必要となる。

(b)

作業資機材
足場設置用の資機材を以下に示す。
（使用材料）
足場板

3ｍ×4

キャッチ

直交

14

足場板

2ｍ×6

キャッチ

自在

1

足場板

1.5ｍ×10

ジョイント

1

足場板

1ｍ×3

ベース

1

足場パイプ

3ｍ×7

敷角

1

足場パイプ

2ｍ×8

梯子

4.5ｍ×1足場パイプ

1.5ｍ×10

足場パイプ

セイフティブロック1

1ｍ×8

クランプカバー

10

メッシュ

12

パイプカバー

10

直交

50

造り番線

1箱

自在

10

ｆ．タイムチャート
モックアップの実績に基づき中央制御室換気系ダクトの修復作業におけるタイムチャートを作成した。モックアップは中央制御室換気系ダク
トの中で最も作業困難な箇所を選定して実施していることから，ここに示すタイムチャートは最も時間のかかる作業におけるものである。

12 条-添付 7-26

項目

中央制御室での検知

１日

２日

３日

1h

装備準備

1h

漏えい箇所特定2h

資機材搬入･移動･段取り

16h

足場設置(鋼管足場等)

18h

作業準備

6h

ダクト破断面の整形
ゴム板・金網による固定（壁貫通部は当て板使
用）
漏えい確認

2h
4h
2h
10 人／班
7 人／班

①
②

③

①

5 人／班
②

※

：補修作業

12 条-添付 7-27③

4.

補修工法の妥当性(1)

原子炉建屋ガス処理系
原子炉建屋ガス処理系の設計仕様は最高使用圧力0.014MPa[gage]，最高
使用温度72℃であり，単一故障の修復に当たっては使用環境（耐圧性，耐熱性）を考慮した仕様の資機材を準備する。
モックアップで使用した補修用パテについても当該配管の設計条件を満足する仕様であり，事故時の原子炉建屋ガス処理系の環境においても応急処置として使用可能である。

（補足）

補修用パテ＋補修用バンドによる修復方法の妥当性確認

原子炉建屋ガス処理系配管の修復としては補修用パテを用いた方法を行うこととしている。社団法人日本機械学会「発電用原子力設備規格維持規格（2008年版）」には暫定修復方法として「接着材による補修方法」が規定されており，東海第二発電所においても接着材を用いた修復は多くの実
績がある。

第1図

配管（ティー部）への適用例（社団法人日本機械学会「発電用原子力設備規格維持規格（2008年版）」より）

しかしながら，全周破断の修復への適用は想定されていないことから，
12 条-添付 7-28

実証試験を行い，全周破断した配管に適用した場合でも漏えいを止めることが可能であることを確認した。
原子炉建屋ガス処理系配管の修復作業のモックアップでは，補修用パテを塗布し，補修用バンドを巻き付ける方法について，実機に施工可能でき
ることを確認した。
ここでは，全周破断させた模擬配管を用いて，補修用パテによる修復方法の妥当性について検証を行った。試験方法を第8図に示す。
なお，本試験では補修用パテを塗布する作業時間を測定し，タイムチャート作成に反映させた。

試験配管：炭素鋼管

150A

試験圧力：0.018MPa
保持時間：10 分
漏えい検査圧力：0.014MPa
P

P

切断面

コンプレッサより

配管受台

第8図

試験方法

試験の結果，補修箇所からの漏えいがないことを確認した。これにより，全周破断した配管であっても，応急処置として補修用パテによる修復が可能であるということが確認できた。
12 条-添付 7-29

(2)中央制御室換気系
中央制御室換気系の運転条件は運転圧力0.98kPa[gage]以下，運転温度
10℃～40℃であり，単一故障の修復に当たっては使用環境（耐圧性，耐熱性）を考慮した仕様の資機材を準備する。
モックアップで使用したゴムシートついても運転条件を満足する仕様であり，事故時の中央制御室換気系の環境においても応急処置としては使用可能である。

（補足）ゴムシートによる応急処置の実例
中央制御室換気系ダクトの全周破断の修復としては，ゴムシート＋金属金網＋バンド固定の方法を行うこととしている。東海第二発電所において，ダクトの暫定的な修復にゴムシートを当て板として用いた事例を（参考）に示す。
このような実績からも，ゴムシート＋金属金網＋バンド固定による修復方法は中央制御室換気系ダクトの単一故障に対して適用可能であると考える。

12 条-添付 7-30

（添付）東海第二発電所におけるダクト修復（応急処置）の事例
1.

故障の概要
【廃棄物処理建屋主排気系ダクトの（屋外）開孔について】●

平成24年11月15日より東海第二発電所の原子炉建屋，タービン建屋等の換気系屋外ダクトについて，計画に基づき点検作業を行っていたとこ
ろ，平成24年11月20日，廃棄物処理建屋 主排気系ダクトに開孔（直径約５ｍｍ）があることを確認した。

●

平成24年11月20日，ゴム板等により仮補修を行い漏えいのないことを確認した。

2.

仮補修の状況

廃棄物処理建屋
主排気系ダクト

腐食による開孔部

ゴム板等による仮補修

12 条-添付 7-31

添付 8
配管及びダクトの内部点検の実施状況について

東海第二発電所では，静的機器の単一故障を想定する機器として，3 系統の配管，ダクトを評価している。これら単一設計となっている配管，ダクトについて，内部点検の実施状況を整理する。

1.

原子炉建屋ガス処理系(1)

内部点検の実施状況
原子炉建屋ガス処理系配管の内部については，以下のとおり点検を実施
し，異常のないことを確認している。
①

屋外の配管について，外面の補修塗装に併せ，肉厚測定を実施しており，著しい減肉がないことを確認している。

②

機器分解時等において近傍の配管内部を目視にて点検し，腐食等の異常がないことを確認している。

(2)

今後の点検方針
屋外の配管は海塩粒子の影響で，屋内配管に比べ腐食発生の可能性が高いものと考えられるが，これまでの内部に関する点検結果から屋外配管，
屋内配管のいずれにも異常は認められていない。
今後も，屋外配管の肉厚測定等を継続することにより原子炉建屋ガス処
理系配管の健全性を維持することが可能である。

2.
(1)

残留熱除去系スプレイヘッダ（サプレッション・プール側）
内部点検の実施状況
残留熱除去系スプレイヘッダ（サプレッション・プール側）の内部については，以下のとおり点検を実施し，異常のないことを確認している。
12 条-添付 8-1

①

ＣＣＤカメラを用いた内部点検（抜取 ※ ）やノズルを外した状態での目視（全数）による内部点検を実施しており，腐食等の異常がないことを確認している。
※スプレイヘッダの構造はリング状であり，全周が同一口径で，スプレイノズルが下向きに取付けられていることから，内部に水が停滞することはない。したがって，どの位置でも同じ環境であると考えられることから，内部点検は抜取検査とした。

(2)

今後の点検方針
当該スプレイヘッダについては，これまでの内部に関する点検結果から，異常は認められていない。また，通常運転中は窒素雰囲気となるサプレッ
ション・チェンバ内にあり，配管内部も水を内包しないことから，急激に腐食が進行するとは考えられない。
今後も，スプレイヘッダ内部の点検を継続することにより，残留熱除去
系スプレイヘッダ（サプレッション・プール側）の健全性を維持することが可能である。

3.

中央制御室換気系ダクト(1)

内部点検の実施状況
中央制御室換気系ダクトの内部については，以下のとおり点検を実施し，異常のないことを確認している。
①

給・排気隔離弁等の機器分解時において近傍のダクト内部を目視にて点検し，腐食等の異常がないことを確認している。

(2)

今後の点検方針
当該ダクトについては，これまでの内部に関する点検結果から，異常は認められていない。
12 条-添付 8-2

今後も，ダクト内部の点検を実施することにより，中央制御室換気系ダ
クトの健全性を維持することが可能である。

12 条-添付 8-3

添付 9
小規模破損の検知及び修復について

1.
(1)

原子炉建屋ガス処理系
故障の想定
静的機器の単一故障の評価では，腐食による配管の全周破断を想定しているが，配管が腐食により瞬時に全周破断する可能性は小さく，腐食が配管を貫通してから徐々に貫通孔が拡大し全周破断に至る場合を想定し，全周破断に至る前の小規模の破損において検知可能であるかを検討した。小規模破損として，系統流量の10％の空気が漏えいする腐食孔を想定する。

(2)

検知性
事故発生後，中央制御室ではパラメータ（系統流量，原子炉建屋差圧，
放射線モニタ等）を監視している。10％の漏えいであれば，系統流量，原子炉建屋の差圧，非常用ガス処理系排気筒モニタの指示値は変動するため，
中央制御室にて系統の異常を検知し，現場確認（視覚，聴覚，触覚）により破断箇所を特定する。
中央制御室にて異常が検知されると，必要に応じて現場確認を行う。
10％漏えい破損であれば，穴径が約136㎜，損傷部から吹き出す風量が357m ３ ／h（系統流量3,570m ３ ／h），風速約6.9m／sであり現場確認での異音の有無の確認や吹流しの使用等により破損箇所の特定が可能である。
また，故障発生直後における原子炉建屋の雰囲気線量率はフィルタに2mまで接近した厳しい条件でも約150mSv／hであるため数十分程度は現場確
認可能である。更に必要な場合には要員の交替を行うことで現場確認 ※ を継続することも可能である。

12 条-添付 9-1

※

原子炉建屋ガス処理系の配管は原子炉建屋5階の限定された区域に敷設されており，通常状態であれば配管全体を確認したとしても40分～1
時間で可能である。事故時の要員交替を勘案しても数時間程度で現場確認は可能である。よって，原子炉建屋ガス処理系配管の修復作業に係るタイムチャートにおいては，漏えい箇所特定の時間を4時間と見積もっ
ている。
項

目

１日

中央制御室での検知

1h

装備準備

1h

漏えい箇所特定4h

資機材搬入･移動･段取り

18h

足場設置(鋼管足場等)

13h

配管修復作業準備

4h

破断面表面処理/芯合せ

6h

修復用資機材取付け･固定

5h

漏えい確認

2h

２日

３日

（補足）監視計器一覧
監視計器

測定範囲

警報設定値

FRVS ﾄﾚｲﾝ流量計

0～25,000 m3/h

14,450 m3 /h

SGTS ﾄﾚｲﾝ流量計

0～ 6,000 m3/h

3,035 m3/h

0.1～1E+6 cps

200 cps

1E-2～1E+4 mSv/h

2E-2 Sv/h-2.0～0 kPa-0.981 kPa

SGTS 排気筒ﾓﾆﾀ(低)：NaI(Tl)ｼﾝﾁ
SGTS 排気筒ﾓﾆﾀ(高)：電離箱
原子炉建屋負圧計
①

備考
定格流量：
16,500m3/h
定格流量：3,570m3/h
K = 1.7E-1
Bq/cc/cps
K = 7.09E+4
Bq/cc/(mSv/h)
SGTS 起動時：-0.063 kPa 以上

ＦＲＶＳ流量計（指示計）のフルスパンは 0～25,000ｍ ３ ／ｈ（最12 条-添付 9-2

小目盛 500ｍ ３ ／ｈ）であり，定格流量（16,500ｍ ３ ／ｈ以上）の10％の変化 1,650ｍ ３ ／ｈは 3 目盛以上の指示変動となり，異常の検知は可能である。
ＳＧＴＳ流量計（指示計）のフルスパンは 0～6,000ｍ ３ ／ｈ（最小
目盛 100ｍ ３ ／ｈ）であり，定格流量（3,570ｍ ３ ／ｈ以上）の 10％の変化 357ｍ ３ ／ｈは 3 目盛以上の指示変動となり，異常の検知は可能である。
なお，指示計による異常検知ができなかった場合でも，流量のトレンドを確認することにより，後から異常を検知することも可能である。
②

事故（ＦＨＡ，ＬＯＣＡ等）発生後の放射線量率はＳＧＴＳ排気筒
モニタの測定範囲内であり，指示値上昇は検知されている。配管の損傷によりＳＧＴＳ流量が 10％程度低下したことに伴う指示低下は検知することができる。

③

原子炉建屋ガス処理系運転時の原子炉建屋（原子炉棟）負圧は0.063 kPa（6.4 mmH2O）以上であり，中央制御室の指示計等で確認することとなっており，原子炉建屋（原子炉棟）負圧維持に異常が発生した場合は中央制御室にて検知することができる。

(3)

小規模破損の影響
原子炉建屋ガス処理系の配管に10％程度の漏えいが発生し，非常用ガス処理系の流量が90％になったと仮定しても，原子炉建屋の負圧は6mmH2 Oから4.8mmH2 Oに低下するものの機能は維持される。
更に小規模な破損で漏えい量もわずか場合は，中央制御室での検知が不可能であるが，原子炉建屋ガス処理系の安全機能が喪失することはなく，安全に影響を与えない。
12 条-添付 9-3

なお，非常用ガス再循環系－非常用ガス処理系連絡配管に小規模破損が発生した場合は，非常用ガス処理系の機能が維持されるため，原子炉建屋の負圧は6mmH2Oに維持される。

(4)

修復性
故障箇所が特定できた場合は，配管全周破断時と同様に修復を行う。

(5)

修復作業での被ばく評価
作業員の被ばく評価については，配管全周破断時における評価に包絡さ
れる。

2.
(1)

中央制御室換気空調系
故障の想定
静的機器の単一故障の評価では，腐食によるダクトの全周破断を想定しているが，ダクトが腐食により瞬時に全周破断する可能性は小さく，腐食がダクトを貫通してから徐々に貫通孔が拡大し全周破断に至る場合を想定し，全周破断に至る前の小規模の破損において検知可能であるかを検討した。小規模破損として，系統流量の10％の空気が漏えいする腐食孔を想定
する。

(2)

検知性
10％漏えい破損では中央制御室の雰囲気線量率が低く，エリアモニタによる検知は困難であり，また，小規模破損であるため破断音の確認も難しい。よって，中央制御室換気系ダクトの小規模破損については，巡視点検により異常の有無を検知する。
12 条-添付 9-4

10％漏えい破損が発生すれば，穴径が約164㎜，損傷部から吹き出す風
量が510m３ ／h（系統流量5,100m３ ／h），風速約6.7m／sであるため，現場確認での異音の有無の確認や吹流しの使用等により破損箇所の特定は可能である ※ 。
全周破断発生直後における当該区域の雰囲気線量率はフィルタに2mまで接近した厳しい条件で評価しても約5.2×10－２ mSv／hであることから，現場確認の実施は十分可能である。

※

中央制御室換気系ダクトの運転員による巡視点検及び詳細点検の実績からダクト全体を確認するために要する時間は1時間程度である。よって，中央制御室換気系ダクトの修復作業に係るタイムチャート（添付7より再掲）において漏えい箇所特定の時間を2時間と見積もっている。
なお，中央制御室換気系ダクトの小規模破損については，中央制御室
での検知が困難であるため，1回／日の頻度で実施する運転員の巡視点
検により異常の検知及び破損個所の特定を行うことから，発生から約24時間以内に検知可能である。
項

目

１日

中央制御室での検知

1h

装備準備

1h

漏えい箇所特定2h

資機材搬入･移動･段取り

16h

足場設置(鋼管足場等)

18h

作業準備

6h

ダクト破断面の整形

2h

ゴム板・金網による固定（壁貫通部は当て板使用）

4h

漏えい確認

2h

12 条-添付 9-5２日

３日

（補足）監視計器
監視計器

測定範囲

警報設定値

ＭＣＲｴﾘｱﾓﾆﾀ

1E-4～1 mSv/h

5E-3 mSv/h

備考

全周破断における影響評価において，空調機械室の雰囲気線量率は
事故発生24時間後（全周破断発生直後）で最大1.2×10－４ mSv／h（添付5

第19表参照）であるが，これは中央制御室内に設置されたエリアモニタの下限程度である。小規模破損ではフィルタによる浄化が期
待できるため，更に低いと考えられ，エリアモニタによる検知は困難
である。

(3)

小規模破損の影響
中央制御室換気系のダクトに10％程度の漏えいが発生した場合，中央制
御室内の雰囲気線量率はエリアモニタの下限以下であり，運転員への影響
は小さい。

(4)

修復性
故障箇所が特定できた場合は，ダクト全周破断時と同様に修復を行う。

(5)

修復作業での被ばく評価
作業員の被ばく評価については，ダクト全周破断時における評価に包絡される。

12 条-添付 9-6

添付 10中央制御室換気系の外気取入ラインについて

中央制御室換気系の評価においては，循環ラインのみを考慮の対象とし，
外気取入ラインを除いている。期待される安全機能を達成する上で当該ラインによる外気取入機能の必要性を確認し，その考え方を示す。

1.

外気取入機能について
中央制御室換気系は，事故時に外気取入口を遮断し，フィルタユニットを通る閉回路循環方式で運転することで放射性物質を除去し，運転員の被ばくを低減する機能を有する。外気取入ライン（給気ダクト，排気ダクト）にはそれぞれ２個の隔離弁（電動弁）を有しており，第 1 隔離弁と第 2 隔離弁で異なる区分から電源を供給している。
循環運転となった場合でも外気に汚染が無いことを確認できた場合は必要に応じて隔離信号をバイパスすることにより外気を取り入れることができる。
ここでは中央制御室換気系が有する原子炉制御室非常用換気空調機能に外気取入ラインの機能が必要であるかを検討し，あわせて外気取入ライン故障
時の影響を確認する。外気取入ライン（給気ダクト，排気ダクト）の概要図
を第 1 図に示す。

12 条-添付 10-1

MO

MO

MO

MO

MO

MO

排風用ファン

排気ダクト

給気ダクト

RE
FO

(A)

(A)

冷却コイル

バグフィルタヘパフィルタチャコールフィルタ

ヘパフィルタバグフィルタ(B)

中央制御室

ヘパフィルタチャコールフィルタ

ヘパフィルタバグフィルタ

FO
AO

冷却コイル

フィルタユニット
FO

AO

バグフィルタ

AO

空気調和機

(B)

AO

FO

循環運転ライン（外気取入ライン）単一設計箇所

第1図

2.
(1)

中央制御室換気系

系統概要図

中央制御室の居住性
外気取入機能について
事故時の中央制御室換気系の閉回路循環運転においては，外気取入ラインを遮断することとなるが，中央制御室の空気流入率測定試験結果から隔離運転時の空気流入量は約 1,080m３ ／h（0.4 回／h） ※１ であり，外気間欠取込（27 時間隔離，3 時間取入）における外気取込み量約 340m３ ／h※２
に対して十分上回ることから，中央制御室の居住性に影響を与えることはない。
※１

空気流入率試験結果 0.468 回／h（A 系），0.435 回／h を基に保守的に設定。また，中央制御室の容積を 2,700m３ とする。

※２

3,400m３ ／h×3 時間／（3 時間＋27 時間）

以上から，中央制御室換気系が有する原子炉制御室非常用換気空調機能を達成するためには，外気取入ラインの外気取入機能を必要としない。
12 条-添付 10-2

(2)中央制御室の環境測定について
中央制御室には，対策要員の居住環境の確認のため，可搬型酸素濃度計
及び二酸化炭素濃度計を配備する。外気の取り入れ遮断(循環運転開始)時から計測を開始し，連続監視する。

（参考）空気流入率ゼロの場合の中央制御室居住性評価
中央制御室に外気のリークインが全くないと仮定した場合の評価は以下のようになる。

ａ．酸素濃度(a)

評価条件
・在室人員 7 人(運転員)・中央制御室バウンダリ内体積 2,700m３
・初期酸素濃度 20.95％
・評価結果が保守的になるよう空気流入は無いものとして評価する。
・1 人あたりの呼吸量は，事故時の運転操作を想定し，歩行時の呼吸量 ※1 を適用して，24L／min とする。
・1 人あたりの酸素消費量は，成人吸気酸素濃度 ※1（20.95％），成人呼気酸素濃度 ※2（16.40％）から 1.092L／min とする。
・許容酸素濃度19.0％以上 ※3※1：空気調和・衛生工学便覧

第 14 版

3 空気調和設備編※2：呼気には肺胞から蒸発した水蒸気が加わっており，吸気と等容積ではないため，ＣＯ ２ 排出量を計算するには，乾燥空気換算（％）を使用する。
12 条-添付 10-3

※3：鉱山保安法施行規則
(b)

評価結果
評価条件から求めた酸素濃度は，第 1 表のとおりであり，114 時間まで外気取入れを遮断しても，中央制御室内に滞在可能である。

第1表

中央制御室換気系閉回路循環運転時の酸素濃度

時間

24 時間

48 時間

96 時間

114 時間

酸素濃度

20.5％

20.1％

19.3％

約 19.0％22.0

酸素濃度[%]

21.0
20.0
19.0
18.0
17.0
16.0
0

24

48

72

96

120

144

168

192

循環運転継続時間[ｈ]第2図

中央制御室換気系閉回路循環運転時の酸素濃度

ｂ．二酸化炭素濃度(a)

評価条件
・在室人員 7 人(運転員)・中央制御室バウンダリ内体積 2,700m３
・初期二酸化炭素濃度 0.03％
・評価結果が保守的になるよう空気流入は無いものとして評価する。
12 条-添付 10-4

・1 人あたりの二酸化炭素吐出量は，事故時の運転操作を想定し，中等作業での吐出量 ※1 を適用して，0.046m３ ／h とする。
・許容二酸化炭素濃度

0.5％以下 ※2※1：空気調和・衛生工学便覧

第 14 版

3 空気調和設備編※2：原子力発電所中央制御室運転員の事故時被ばくに関する規程（JEAC4622-2009）
(b)

評価結果
評価条件から求めた二酸化炭素濃度は，第 2 表のとおりであり，39
時間まで外気取入を遮断しても，中央制御室内に滞在可能である。

第2表

中央制御室換気系閉回路循環運転時の二酸化炭素濃度

時間

24 時間

39 時間

0.32％

0.50％

二酸化炭素
濃度

2.0
1.8
二酸化炭素濃度[%]

1.6
1.4
1.2
1.0
0.8
0.6
0.4
0.2
0.0
0

24

48

72

96

120

144

循環運転継続時間[ｈ]第3図

中央制御室換気系閉回路循環運転時の二酸化炭素濃度

12 条-添付 10-5

3.

故障の仮定
中央制御室換気系は，循環運転となった場合でも外気に汚染が無いことを確認できた場合は必要に応じて隔離信号をバイパスすることにより外気を取り入れることができる。
外気取入を行う場合，外気取入ダクトに故障が発生した場合の影響を以下に示す。
ａ．全周破断の想定
給気・排気ダクトに全周破断を想定したとしても，破断箇所から外気取入を行うこととなり，外気取入機能に影響はない。

ｂ．閉塞の想定
中央制御室換気系ダクトについては，当該系の吸込み部は中央制御室の天井付近に配置しており，空気中の塵や埃等の浮遊物しか流入することはなく，ダクトの口径も大きいことから閉塞することはない。
また，給気口にフィルタは設置されていないため，フィルタによる閉塞はない。

ｃ．電動弁の故障
外気取入ラインの隔離弁（電動弁）の駆動電源が喪失した場合は，手動にて開操作することが必要となる。これは短時間で作業が可能であり，全周破断を想定した修復作業での被ばく評価においても雰囲気線量率は約5.2×10－２ mSv／hであることから，手動による開操作は確実に実施することができる。また排風機が停止したとしても，ダクトを閉塞させることはないので外気取入機能を喪失させることはない。

12 条-添付 10-6

4. 検討結果
以上に示したように，外気取入ダクトの外気取入機能は，中央制御室換気系が有する原子炉制御室非常用換気空調機能を達成するために必要な機能ではない。
なお，中央制御室換気系は，循環運転となった場合でも外気に汚染が無いことを確認できた場合は必要に応じて隔離信号をバイパスすることにより外気を取り入れることができるが，外気取入機能が喪失するような単一故障は発生しない。

12 条-添付 10-7

添 付 11
故障・トラブル情報の活用について

東海第二発電所では，故障・トラブル情報の収集及び活用の仕組みとして，トラブル検討会及び不適合管理票がある。トラブル検討会では他プラントの事例を収集，水平展開の要否を検討しトラブルの未然防止を図る。不適合管理票では東海第二発電所の故障等を検出し，対策及び再発防止を管理する。

1.

トラブル検討会
トラブル検討会で審議する主な情報としては次のものがある。
① 国内

原子力発電所・法律に基づき報告された事象
・原子力施設情報公開ライブラリー（ニューシア）に登録さ
れた情報
② 海外

故障・トラブル情報

・ＷＡＮＯ／ＩＮＰＯ／ＮＲＣ／ＩＡＥＡ情報・メーカ故障・トラブル情報③ 原子力発電所以外の国内施設故障・トラブル情報

これらについて，東海第二発電所への水平展開の必要性等を検討している。
東 海 第 二 発 電 所 に お い て ，平 成 16 年 に Ｑ Ｍ Ｓ が 導 入 さ れ て か ら 平
成 26 年 10 月 ま で に ト ラ ブ ル 検 討 会 で 検 討 し た 事 例 の う ち ダ ク ト に
関 す る も の は 18 件 で あ っ た 。 な お ， 原 子 炉 建 屋 ガ ス 処 理 系 （ 非 常 用
ガス処理系）配管に関する事例はなかった。
12 条-添付 11-1

東海第二発電所への水平展開を実施した主な事例として「中央制御 室 換 気 系 外 気 取 り 入 れ ダ ク ト の 腐 食（ 敦 賀 発 電 所 １ 号 炉 ） ※ １ 」がある。本事象を受け，中央制御室換気系ダクトについては定期的な内面・外面点検を実施し，汚染のおそれのある管理区域の気体が流れるダクトについては毎年外観点検を行い，腐食状況を確認することとした。
また，運転員が行う巡視点検において，点検範囲や着眼点を明確化するとともに，安全上重要な設備である中央制御室換気系ダクト
については，巡視点検に加えて，外観目視確認を定期的に実施することとした。点検で確認された不具合等に対しては，不適合管理票を発行することを明確にした。

※１ 中央制御室換気空調系送風機の試運転時に外気取入れダク
トに 2 箇所の腐食孔が確認された。
（ 平 成 20 年 12 月 11 日 発生）

2.

不適合管理票東海第二発電所で検出された不具合には不適合管理票を発行し，原子力安全に与える影響に応じたレベル区分を設定し，必要な処置を行う。
東 海 第 二 発 電 所 に お い て ，平 成 16 年 に Ｑ Ｍ Ｓ が 導 入 さ れ て か ら 平
成 26 年 10 月 ま で に 発 行 さ れ た 不 適 合 管 理 票 の う ち ダ ク ト に 関 す る
も の は 34 件 で あ っ た ※ ２ 。 そ の 中 で ， 中 央 制 御 室 換 気 系 ダ ク ト に 関する不適合管理票は 1 件であった。これは，ダクト表面の軽微な発錆の段階で検出された不適合事象であり，簡易な補修による対策で12 条-添付 11-2

設備の健全性を確保できるものであった。
そ の 他 の 事 象 に つ い て も ，原 子 力 安 全 に 影 響 を 与 え る も の は な く ，
不適合管理票を活用することにより，設備の健全性維持を図っている。
なお，原子炉建屋ガス処理系（非常用ガス処理系）配管に関する事例はなかった。

※２ 東海発電所において発行された不適合管理票のうち，ダク
ト に 関 す る も の は 41 件 で あ っ た 。 こ の 中 で ， ニ ュ ー シ ア にも 登 録 さ れ た 事 例 と し て「 サ イ ト バ ン カ（ イ ）排 気 ダ ク ト 腐
食 孔 発 生 に つ い て 」（ 平 成 21 年 5 月 11 日 発 生 ） が あ る 。 こ
れ は ，換 気 装 置 の 排 気 ダ ク ト（ 屋 外 ）に 腐 食 に よ る 貫 通 孔 が
確 認 さ れ た も の で あ る 。敦 賀 発 電 所 1 号 炉「 中 央 制 御 室 換 気
系 外 気 取 り 入 れ ダ ク ト の 腐 食 」事 象 の 再 発 防 止 対 策 も 考 慮 し ，
巡視点検の充実と保全計画の見直しを実施した。

3.

保守管理の改善
以上に示すとおり，過去の故障・トラブル情報を検討し，巡視点検の充実や保全計画を見直す等，保守管理の継続的な改善を実施しており，原子炉建屋ガス処理系配管，中央制御室換気系ダクトについては，設備の健全性を確保・維持することが可能である。

12 条-添付 11-3

東海第二発電所

保安電源設備本資料のうち，は商業機密又は核物質防護上の観点から公開できません。

第33条

保安電源設備

＜目
1.

2.

次＞
2

基本方針
1.1

要求事項の整理2

1.2

追加要求事項に対する適合性

5

1.3

気象等

15

1.4

設備等

16

保安電源設備

562.1

保安電源設備の概要

2.1.1

56

常用電源設備の概要

56

2.1.2 非常用電源設備の概要

60

2.2

保安電源の信頼性

2.2.1

発電所構内における電気系統の信頼性

62
62

2.2.1.1

安全施設に対する電力系統の異常の検知とその拡大防止

62

2.2.1.2

電気系統の信頼性

87

2.2.2

電線路の独立性90

2.2.2.1

外部電源受電回路について

90

2.2.2.2

複数の変電所との接続について

90

2.2.3

電線路の物理的分離

95

2.2.3.1

送電鉄塔への架線方法について

95

2.2.3.2

送電線の信頼性向上対策

96

2.2.4

受送電設備の信頼性

104

2.2.4.1

開閉所設備等の耐震性評価について

104

2.2.4.2

送変電設備の碍子及び遮断器等の耐震性

105

2.3

2.2.4.3

開閉所基礎の設置地盤の支持性能について107

2.2.4.4

ケーブル洞道設置地盤の支持性能について110

2.2.4.5

基礎及び洞道の不等沈下による影響について112

2.2.4.6

津波の影響，塩害対策

125

外部電源喪失時における発電所構内の電源の確保

2.3.1

3.

非常用電源設備及びその付属設備の信頼性

126
126

2.3.1.1

多重性又は多様性及び独立性

126

2.3.1.2

容量について123

2.3.1.3

燃料貯蔵設備

130

別添
別添 1

鉄塔基礎の安定性について

別添 2

吊り下げ設置型高圧しゃ断器について

別添 3

変圧器一次側の 1 相開放故障について

別添 4

1 相開放故障発生箇所の識別とその後の対応操作について

別添 5

負荷状態に応じた保護継電器による検知方法

別添 6

非常用電源設備の配置の基本方針

別添 7

東海第二発電所

運用，手順説明資料

保安電源設備＜概要＞1．において，設計基準事故対処設備の設置許可基準規則，技術基準規則の要求事項を明確化するとともに，それら要求に対する東海第二発電所における適合性を示す。

2．において，設計基準事故対処設備について，追加要求事項に適合するために必要となる機能を達成するための設備又は運用等について説明する。

3．において，追加要求事項に適合するための運用，手順等を抽出し，必要となる対策等を整理する。

33 条-1

1.

基 本 方 針1.1

要求事項の整理
保安電源設備について，設置許可基準規則第 33 条並及び技術基準規則第45 条において，追加要求事項を明確化する。
設置許可基準規則第 33 条及び技術基準規則第 45 条 要求事項を，第 1.1－
1 表に示す。

第 1.1－1 表

設置許可基準規則第 33 条及び技術基準規則第 45 条
要求事項（1／3）

設置許可基準規則
第 33 条（保安電源設備）
発電用原子炉施設は ，重要安全施設がその機能を 維持するために必要となる電 力を当該
重要安全施設に供給するため，電力系統に連系 したものでなければならない。
２ 発電用原子炉施 設には，非常用電源設備（安 全施設に属するものに限る。 以下この条において同じ。） を設けなければならない。

技術基準規則第 45 条（保安電源設備）

備 考
変更なし

―

発 電 用 原 子 炉 施 設 に は ， 電 線 変更なし
路及び当該発電用原子炉施設において常時使用される発電機からの電力の供給が停止した場合において発電用原子炉
施設の安全性を確保するために必要な装置の機能を維持するため，内燃機関を原動力とする発電設備又はこれと同等以上の機能を有する非常用電源設備を施設しなければならない。
２ 設 計 基 準 対 象 施 設 の 安 全 変更なし
性を確保する上で特に必要な設備には，無停電電源装置又はこれと同等以上の機能を有する装置を設置しなければならない。

33 条-2

第 1.1－1 表

設置許可基準規則第 33 条及び技術基準規則第 45 条
要求事項（2／3）

設置許可基準規則
第 33 条（保安電源設備）

技術基準規則第 45 条（保安電源設備）

３ 保安電源設備（ 安全施設
へ電力を供給するた めの設備をいう。）は，電線 路，発電用原子炉施設におい て常時使用される発電機及び 非常用電源設備から安全施設 への電力の供給が停止するこ とがない
よう，機器の損壊， 故障その他の異常を検知するとともに，その拡大を防止 するものでなければならない。

３ 保安電源設備（安全施設
へ電力を供給するための設備をいう。）には，第一項の電線路，当該発電用原子炉施設において常時使用される発電機及び非常用電源設備から発電用原子炉施設の安全性を確保するために必要な装置への電力の供給が停止することがないように，機器の損壊，故障その他の異常を検知するとともに，その拡大を防止するために必要な措置を講じなければならない。
４ 設計基準対象施設に接続する第一項の電線路のうち少なくとも二回線は，それぞれ互いに独立したものであって，当該設計基準対象施設において受電可能なものであって，使用電圧が六万ボルトを超える特別高圧のものであり，かつ，それにより当該設計基準対象施設を電力系統に連系するように施設しなければならない。
５ 前項の電線路のうち少な
くとも一回線は，当該設計基準対象施設において他の回線と物理的に分離して受電できるように施設しなければならない。

４ 設計基準対象施 設に接続する電線路のうち少 なくとも二回線は，それぞれ 互いに独立したものであって ，当該設計基準対象施設にお いて受電可能なものであり， かつ，それにより当該設計基 準対象施設を電力系統に連系 するものでなければならない。

５ 前項の電線路の うち少な
くとも一回線は，設 計基準対
象施設において他の 回線と物理的に分離して受電 できるものでなければならない。

33 条-3

備 考
追加
要求事項

追加
要求事項

追加
要求事項

第 1.1－1 表

設置許可基準規則第 33 条及び技術基準規則第 45 条
要求事項（3／3）

設置許可基準規則
第 33 条（保安電源設備）
６ 設計 基準対 象 施 設に接 続する電線 路は， 同 一 の工場 等の二以上 の発電 用 原 子炉施 設を電力系 統に連 系 す る場合 には，いず れの二 回 線 が喪失 した場合に おいて も 電 力系統 からこれら の発電 用 原 子炉施 設への電力 の供給 が 同 時に停 止しないも のでな け れ ばなら ない。
７ 非常 用電源 設 備 及びそ の附属設備 は，多 重 性 又は多 様性を確保 し，及 び 独 立性を 確
保し，そ の系統 を 構 成する 機
械又は器 具の単 一 故 障が発 生した場合 であっ て も ，運転 時の異常な 過渡変 化 時 又は設 計基準事故 時にお い て 工学的 安
全施設及 び設計 基 準 事故に 対処するた めの設 備 が その機 能を確保す るため に 十 分な容 量を有する もので な け ればな らない。
８ 設計 基準対 象 施 設は， 他の発電用 原子炉 施 設 に属す る
非常用電 源設備 及 び その附 属
設備から 受電す る 場 合には ，当該非常 用電源 設 備 から供 給される電 力に過 度 に 依存し な
いものでなければならない。

技術基準規則第 45 条（保安電源設備）
６ 設計基準対象施設に接続する電線路は，同一の敷地内の二以上の発電用原子炉施設
を電力系統に連系する場合には，いずれの二回線が喪失した場合においても電力系統か
らそれらの発電用原子炉施設への電力の供給が同時に停止しないように施設しなければならない。
７ 非常用電源設備及びその附属設備は，多重性又は多様性を確保し，及び独立性を確保し，その系統を構成する機
械又は器具の単一故障が発生した場合であっても，運転時の異常な過渡変化時又は設計基準事故時において工学的安全施設及び設計基準事故に対処するための設備がその機能を確保するために十分な容量を有するものでなければならない。
８ 設計基準対象施設は，他の発電用原子炉施設に属する
非常用電源設備から受電する
場合には，当該非常用電源設
備から供給される電力に過度に依存しないように施設しなければならない。

33 条-4

備 考
追加
要求事項

要求事項

追加
要求事項

1.2

追加要求事項に対する適合方針(1)

位置、構造及び設備

ロ

発電用原子炉施設の一般構造

(3)
(ｉ)

その他の主要な構造
本発電用原子炉施設は，(1)耐震構造，(2)耐津波構造に加え、以下の基本的方針のもとに安全設計を行う。
ａ．設計基準対象施設(ab)保安電源設備
発電用原子炉施設は，重要安全施設がその機能を維持するために必要となる電力を当該重要安全施設に供給するため，電力系統に連系した設計とする。
また，発電用原子炉施設には，非常用電源設備（安全施設に係るものに限る。）を設ける設計とする。

保安電源設備（安全施設へ電力を供給するための設備をいう。）
は，電線路，発電用原子炉施設において常時使用される発電機及び非常用電源設備から安全施設への電力の供給が停止することがないよう，発電機，送電線，変圧器，母線等に保護継電器を設置
し，機器の損壊，故障その他の異常を検知するとともに，異常を検知した場合は，ガス絶縁開閉装置あるいはメタルクラッド開閉装置等の遮断器が動作することにより，その拡大を防止する設計とする。

特に重要安全施設においては，多重性を有し，系統分離が可能である母線で構成し，信頼性の高い機器を設置することで，非常33 条-5

用所内電源系からの受電時の母線切替操作が容易な設計とする。

また，変圧器一次側において 3 相のうちの 1 相の電路の開放が生じ，安全施設への電力の供給が不安定になった場合においては，
自動（地絡や過電流による保護継電器の動作）若しくは手動操作で，故障箇所の隔離又は非常用母線の健全な電源からの受電へ切り替えることにより安全施設への電力の供給の安定性を回復できる設計とする。

設計基準対象施設に接続する電線路のうち少なくとも 2 回線は，それぞれ互いに独立したものであって，当該設計基準対象施設において受電可能なものであり，かつ，それにより当該設計基準対
象施設を電力系統に連系するとともに，電線路のうち少なくとも1 回線は，設計基準対象施設において他の回線と物理的に分離されており、受電できる設計とする。

非常用電源設備及びその付属設備は，多重性又は多様性を確保し，及び独立性を確保し，その系統を構成する機械又は器具の単一故障が発生した場合であっても，運転時の異常な過渡変化時又は設計基準事故時において工学的安全施設及び設計基準事故に対処するための設備がその機能を確保するために十分な容量を有する設計とする。

非常用ディーゼル発電機(高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。)については，7 日間の外部電源喪失を仮定しても，
33 条-6

連続運転により必要とする電力を供給できるよう，7 日分の容量以上の燃料を敷地内の軽油貯蔵タンクに貯蔵する設計とする。

設計基準対象施設は，他の発電用原子炉施設に属する非常用電源設備及びその付属設備から受電する場合には，当該非常用電源設備から供給される電力に過度に依存しない設計とする。

ヌ

その他発電用原子炉施設の附属施設の構造及び設備

(1)
(ⅰ)

(ⅱ)

常用電源設備の構造
主発電機
個

数

1

容

量

約 1,300,000kVA

外部電源系
2 7 5 k V

2 回線（「常用電源設備」及び「非常用電源設備」と兼用）

1 5 4 k V

1 回線（「常用電源設備」及び「非常用電源設備」と兼用）

主発電機，外部電源系の故障又は発電機の接続している送電線のじょう乱により発生する短絡や地絡，母線の低電圧や過電流に対し，検知できる設計とする。
(ⅲ)

変圧器
ａ．主要変圧器
台

数

1

容

量

約 1,300,000kVA

電圧

約 18.525kV／約 275kV（一次／二次）
33 条-7

ｂ．所内変圧器
台

数

2

容

量

約 50,000kVA

電圧

約 18.525kV／6.9kV（一次／二次）

ｃ．起動変圧器
台

数

2

容

量

約 50,000kVA

電圧

約 275kV／6.9kV（一次／二次）

ｄ．予備変圧器

(2)
(ｉ)

(ⅱ)

台

数

1

容

量

約 38,000kVA

電圧

約 147kV／6.9kV（一次／二次）

非常用電源設備の構造
受電系統
2 7 5 k V

2 回線（ヌ,(1),(ⅱ)と兼用）

1 5 4 k V

1 回線（ヌ,(1),(ⅱ)と兼用）

非常用ディーゼル発電機
ａ．非常用ディーゼル発電機
個

数

2

出

力

約 5,200kW/台

起 動 時 間約 10 秒非常用ディーゼル発電機は，7 日間の外部電源喪失を仮定しても，連続運転により必要とする電力を供給できるよう，7 日分の容量以上の燃料を軽油貯蔵タンクに貯蔵する設計とする。
33 条-8

ｂ．高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機
個

数

1

出

力

約 2,800kW

起 動 時 間約 10 秒

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機は，7 日間の外部電源喪失を仮定しても，連続運転により必要とする電力を供給できるよう，7 日分の容量以上の燃料を軽油貯蔵タンクに貯蔵する設計とする。
ｃ．軽油貯蔵タンク（「非常用ディーゼル発電機」及び「代替電源設備」と兼用）

(ⅲ)

基

数

2

容

量

約 400kL/基

蓄電池
ａ．蓄電池（非常用）
型

式

鉛蓄電池

組

数

5
（4 組は「蓄電池」及び「代替電源電源設備」と兼用）

容

量

約 6,000Ah（2 組）
約 500Ah（1 組）
約 150Ah（2 組）(2)安全設計方針該当なし

33 条-9

(3)

適合性説明

第三十三条
１

保安電源設備

発電用原子炉施設は、重要安全施設がその機能を維持するために必要となる電力を当該重要安全施設に供給するため、電力系統に連系したものでなければならない。

２

発電用原子炉施設には、非常用電源設備（安全施設に属するものに限る。以下この条において同じ。）を設けなければならない。

３

保安電源設備（安全施設へ電力を供給するための設備をいう。）
は、電線路、発電用原子炉施設において常時使用される発電機及び非常用電源設備から安全施設への電力の供給が停止することがない
よう、機器の損壊、故障その他の異常を検知するとともに、その拡大を防止するものでなければならない。

４

設計基準対象施設に接続する電線路のうち少なくとも二回線は、それぞれ互いに独立したものであって、当該設計基準対象施設において受電可能なものであり、かつ、それにより当該設計基準対象施設を電力系統に連系するものでなければならない。

５

前項の電線路のうち少なくとも一回線は、設計基準対象施設において他の回線と物理的に分離して受電できるものでなければならない。

６

設計基準対象施設に接続する電線路は、同一の工場等の二以上の発電用原子炉施設を電力系統に連系する場合には、いずれの二回線が喪失した場合においても電力系統からこれらの発電用原子炉施設への電力の供給が同時に停止しないものでなければならない。

７

非常用電源設備及びその附属設備は、多重性又は多様性を確保

33 条-10

し、及び独立性を確保し、その系統を構成する機械又は器具の単一故障が発生した場合であっても、運転時の異常な過渡変化時又は設計基準事故時において工学的安全施設及び設計基準事故に対処するための設備がその機能を確保するために十分な容量を有するものでなければならない。
８

設計基準対象施設は、他の発電用原子炉施設に属する非常用電源
設備及びその附属設備から受電する場合には、当該非常用電源設備
から供給される電力に過度に依存しないものでなければならない。

適合のための設計方針
第１項について発電用原子炉施設は，重要安全施設がその機能を維持するために必要となる電力を当該重要安全施設に供給するため，275kV送電線（東京電力パワーグリッド株式会社東海原子力線）1ルート2回線及び154kV送電線（東京電力パワーグリッド株式会社村松線及び原子力1号線（以下「原子力１号線」と総称する。））1ルート1回線で電力系統に連系した設計とする。

第２項について発電用原子炉施設に，非常用電源設備として非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）及び蓄電池（非常用）を設ける設計とする。また，それらに必要な燃料等を備える設計とする。

33 条-11

第３項について
保安電源設備（安全施設へ電力を供給するための設備をいう。）
は，電線路，発電用原子炉施設において常時使用される発電機及び非常用電源設備から安全施設への電力の供給が停止することがないよう，発電機，外部電源系，非常用電源系，その他の関連する電気系統
機器の短絡や地絡又は母線の低電圧や過電流等を保護継電器にて検知できる設計とする。また，故障を検知した場合は，ガス絶縁開閉装置
あるいはメタルクラッド開閉装置等の遮断器により故障箇所を隔離することにより，故障による影響を局所化できるとともに，他の安全機能への影響を限定できる設計とする。
変圧器一次側において3相のうちの1相の電路の開放が生じ，安全施設への電力の供給が不安定になった場合においては，自動（地絡や過電流による保護継電器の動作により）若しくは手動操作で，故障箇所の隔離又は非常用母線の健全な電源からの受電へ切り替えることにより安全施設への電力の供給の安定性を回復できる設計とする。また，送電線は複数回線との接続を確保し，巡視点検による異常の早期検知ができるよう，送電線引留部の外観確認が可能な設計とする。
また，保安電源設備は，重要安全施設の機能を維持するために必要となる電力の供給が停止することがないよう，以下の設計とする。
・275kV送電線は起動変圧器を介し，154kV送電線は予備変圧器を介し発電用原子炉施設へ給電する設計とするとともに発電機からの発生
電力は，所内変圧器を介し発電用原子炉施設へ給電する設計とする。非常用高圧母線（高圧炉心スプレイ系用母線を含む。）を3母線確保することで，多重性を損なうことなく，系統分離を考慮して母線を構成する設計とする。
33 条-12

・電気系統を構成する送電線，母線，変圧器，非常用電源系，その他
関連する機器については，電気学会電気規格調査会にて定められた規格（JEC）又は日本工業規格（JIS）等で定められた適切な仕様を選定し，信頼性の高い設計であることを確認する。
・非常用所内電源系からの受電時等の母線切替えは，故障を検知した
場合，自動又は手動で容易に切り替わる設計とする。

第４項について
設計基準対処施設は，送受電可能な回線として275kV送電線1ルート
2回線及び受電専用の回線として154kV送電線1ルート1回線の合計2ルート3回線にて，電力系統に接続する。
275kV送電線は，約17km離れた東京電力パワーグリッド株式会社那珂変電所に連系する。また，154kV送電線は，約9km離れた東京電力パ
ワーグリッド株式会社茨城変電所に連系する。
これらの変電所は，各々，上流側の接続先において異なる変電所に連系することが可能とされており，１つの変電所が停止することによって，当該原子力施設に接続された送電線がすべて停止する事態に至らない設計とされている。

第５項について
設計基準対象施設に連系する275kV送電線2回線と154kV送電線1回線
は，同一の送電鉄塔に架線しないよう，それぞれに送電鉄塔を備える設計とされている。
また，275kV送電線と154kV送電線の近接箇所の離隔距離については，必要な絶縁距離を確保する設計とされている。
33 条-13これらにより，設計基準対象施設に連系する送電線は，互いに物理的に分離した設計とされている。

第６項について
設計基準対処施設に連係する送電線は，275kV送電線2回線と154kV
送電線1回線とで構成されている。
これらの送電線は1回線で発電所の停止に必要な電力を供給し得る容量とされ，いずれの2回線が喪失しても，発電用原子炉施設が外部電源喪失に至らない構成とされている。
なお、275kV送電線2回線は起動変圧器を介して接続するとともに，154kV送電線1回線は予備変圧器を介して接続する設計とする。
開閉所及び送受電設備は，十分な支持性能を持つ地盤に設置するとともに，遮断器等は重心の低いガス絶縁開閉装置を採用する等，耐震性の高いものを使用する。
さらに防潮堤により津波の影響を受けないエリアに設置するとともに，塩害を考慮し，送電線引留部の碍子に対しては，碍子洗浄できる設計とし，遮断器等に対しては，電路がタンクに内包されているガス
絶縁開閉装置を採用する。

第７項について非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）及びその付属設備は，多重性及び独立性を考慮して，必要な容量のものを各々別の場所に3台備え，共通要因により機能が喪失しない設計とするとともに，各々非常用高圧母線（高圧炉心スプレイ系
用母線を含む。）に接続する。
33 条-14蓄電池は，非常用3系統をそれぞれ独立した部屋に設置し，多重性及び独立性を確保し共通要因により機能が喪失しない設計とする。
これらにより，その系統を構成する機器の単一故障が発生した場合にも，機能が確保される設計とする。
また，非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）については，7日間の外部電源喪失を仮定しても，連続運転により必要とする電力を供給できるよう，7日間分の容量以上の燃料を軽油貯蔵タンクに貯蔵する設計とする。

第８項について
該当なし

1.3

気象等
該当なし

33 条-15

1.4

設備等（手順等含む）

10.

その他発電用原子炉の付属施設

10.1

非常用電源設備

10.1.1

概要

発電用原子炉施設は，重要安全施設がその機能を維持するために必要となる電力を当該重要安全施設に供給するため，電力系統に連系する設計とする。

非常用の所内高圧母線（高圧炉心スプレイ系用母線を含む。）は3母線で構成し，常用母線及び非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディー
ゼル発電機を含む。）のいずれからも受電できる設計とする。
非常用の所内低圧母線は2母線で構成し，非常用高圧母線から動力変圧器を通して受電できる設計とする。
所内機器は，工学的安全施設に関係する機器とその他の一般機器に分け，それぞれ非常用，常用母線に接続する。所内機器で2台以上設置するもの
は，非常用，常用ともに各母線に分割接続し，所内電力供給の安定を図る。

3台の非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）は，275kV送電線（東京電力パワーグリッド株式会社東海原子力線）が停電した場合にそれぞれの非常用母線に電力を供給し，1台の非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）が作動しないと仮定した場合でも燃料及び原子炉冷却材圧力バウンダリの設計条件を超えることなく炉心を冷却でき，あるいは，冷却材喪失事故時にも炉心の冷却とともに，格納容器等安全上重要な系統機器の機能を確保できる容量と機能を有する設計とする。
33 条-16

また，発電所の安全に必要な直流電源を確保するため蓄電池を設置し，安定した交流電源を必要とするものに対しては，無停電電源装置を設置する。
直流電源設備は，非常用電源として3系統から構成する。

発電機，外部電源系，非常用所内電源系，その他の関連する電気系統機器の短絡や地絡又は母線の低電圧や過電流等を検知できる設計とし，検知した場合には，遮断器により故障箇所を隔離し，他の安全機能への影響を限定できる設計とする。
また，非常用所内電源系からの受電時に，容易に母線切替操作が可能な設計とする。

10.1.210.1.2.1

設計方針
非常用所内電源系

安全上重要な構築物，系統及び機器の安全機能を確保するため非常用所内電源系を設ける。安全上重要な系統及び機器へ電力を供給する電気施設は，その電力の供給が停止することがないよう，発電機，外部電源系，非常用所
内電源系，その他の関連する電気系統機器の短絡や地絡又は母線の低電圧や過電流等を検知できる設計とし，検知した場合には，遮断器により故障箇所を隔離し，他の安全機能への影響を限定できる設計とする。
また，非常用所内電源系からの受電時に，容易に母線切替操作が可能な設計とする。

非常用電源設備及びその付属設備は，多重性及び独立性を確保し，その系統を構成する機器の単一故障が発生した場合であっても，燃料及び原子炉冷却材圧力バウンダリの設計条件を超えることなく炉心を冷却でき，あるい
33 条-17

は，冷却材喪失事故時にも炉心の冷却とともに，格納容器等安全上重要な系
統機器の機能を確保できる容量と機能を有する設計とする。

また，非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）については，7日間の外部電源喪失を仮定しても，連続運転により必要とする電力を供給できるよう，7日間分の容量以上の燃料を軽油貯蔵タ
ンクに貯蔵する設計とする。

10.1.2.2

全交流動力電源喪失

発電用原子炉施設には，全交流動力電源喪失時から重大事故等に対処するために必要な電力の供給が交流動力電源設備から開始されるまでの約90分を包絡した約8時間に対し，原子炉を安全に停止し，かつ，原子炉の停止後に炉心を冷却するための設備の動作に必要な容量を有する蓄電池（非常用）を設ける設計とする。
この場合，格納容器の圧力及び温度は許容値内に保たれる。

10.1.3

主要設備

10.1.3.1

所内高圧系統非常用の所内高圧系統は，6.9kVで第10.1－1図に示すように3母線で構成する。
非常用高圧母線（高圧炉心スプレイ系用母線を含む。）
・・・所内変圧器，起動変圧器，予備変圧器，非常用
ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系 ディー
ゼル発電機を含む。）から受電する母線
これらの母線は，母線ごとに一連のメタルクラッド開閉装置で構成し遮断
33 条-18

器には真空遮断器を使用する。故障を検知した場合には，遮断器により故障箇所を隔離することにより，故障による影響を局所化できるとともに，他の安全機能への影響を限定できる設計とする。
非常用高圧母線（高圧炉心スプレイ系用母線を含む。）のメタルクラッド
開閉装置は，耐震設計上，原子炉建屋附属棟内に設置する。
非常用高圧母線（高圧炉心スプレイ系用母線を含む。）は，工学的安全施設に関係する機器に給電する。
275kV送電線が使用できる場合は所内変圧器，又は起動変圧器から，また，275kV送電線が使用できなくなった場合には予備変圧器から非常用高圧
母線（高圧炉心スプレイ系用母線を含む。）に給電する。さらに，外部電源が完全に喪失した場合には，非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系
ディーゼル発電機を含む。）から給電する。
メタルクラッド開閉装置の設備仕様を第10.1－1表に示す。

10.1.3.2

所内低圧系統非常用の所内低圧系統は，480Vで第10.1－1図に示すように2母線で構成する。
非常用低圧母線・・・非常用高圧母線から動力変圧器を通して受電する
母線
これらの母線は，母線ごとに一連のキュービクルで構成し，遮断器は気中遮断器を使用する。故障を検知した場合には，遮断器により故障箇所を隔離することにより，故障による影響が局所化できるとともに，他の安全機能への影響を限定できる。
非常用低圧母線のパワーセンタは，耐震設計上，原子炉建屋附属棟内に設置する。
33 条-19

工学的安全施設に関係する機器を接続している非常用低圧母線には，非常用高圧母線から動力変圧器を通して降圧し給電する。
275kV送電線が使用できる場合は所内変圧器，又は起動変圧器から，また，275kV送電線が使用できなくなった場合には予備変圧器から非常用高圧
母線を通して非常用低圧母線に給電する。さらに，すべての外部電源が喪失した場合，非常用ディーゼル発電機から非常用高圧母線を通して給電する。
パワーセンタの設備仕様を第10.1－2表に示す。

10.1.3.3

非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）

非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）は，外部電源が喪失した場合には原子炉を安全に停止するために必要な電力を供給し，また，外部電源が喪失し同時に冷却材喪失事故が発生した
場合には工学的安全施設作動のための電力を供給する。
非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含
む。）は多重性を考慮して，3台を備え，各々非常用高圧母線（高圧炉心ス
プレイ系用母線を含む。）に接続する。各非常用ディーゼル発電設備（高圧
炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）は，原子炉建屋附属棟内のそれ
ぞれ独立した部屋に設置する。

非常用高圧母線（高圧炉心スプレイ系用母線を含む。）が停電若しくは冷却材喪失事故が発生すると，非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系
ディーゼル発電機を含む）が起動する。
非常用高圧母線（高圧炉心スプレイ系用母線を含む。）が停電した場合に33 条-20は，非常用高圧母線（高圧炉心スプレイ系用母線を含む。）に接続される負荷は，動力用変圧器及び非常用低圧母線に接続されるモータコントロールセ
ンタを除いてすべて遮断される。その後，非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）電圧及び周波数が定格値になると，非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含
む。）は非常用高圧母線（高圧炉心スプレイ系用母線を含む。）に自動的に接続され，原子炉を安全に停止するために必要な負荷が自動的に投入される。
冷却材喪失事故により非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）が起動した場合で，非常用高圧母線（高圧炉心スプ
レイ系用母線を含む。）が停電していない場合は，非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）は待機運転状態となり，手動で停止するまで運転を継続する。

また，冷却材喪失事故と外部電源喪失が同時に起こった場合，各非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）に工学的安全施設に関する負荷が自動的に投入される。
また，非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）が約7日間連続運転できる燃料貯蔵設備を発電所内に設ける。
各非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）に接続する主要な負荷は以下の系統に属するものである。
非常用ディーゼル発電機（区分Ⅰ）
低圧炉心スプレイ系
残留熱除去系
換気空調系（中央制御室，非常用ディーゼル発電機室等）
33 条-21

非常用ガス処理系
蓄電池充電装置
非常灯

非常用ディーゼル発電機（区分Ⅱ）
残留熱除去系
換気空調系（中央制御室，非常用ディーゼル発電機室等）
非常用ガス処理系
蓄電池充電装置
非常灯

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機(区分 )高圧炉心スプレイ系
換気空調系(高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機室等)
蓄電池充電装置

非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）負荷が最も大きくなる冷却材喪失事故と外部電源喪失が同時に起こった場合の負荷曲線例を第10.1－2 図に示す。
非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）の設備仕様を第10.1－3表に示す。

10.1.3.4

所内機器

所内機器は，工学的安全施設に関係する機器とその他の一般機器に分類する。工学的安全施設に関係する機器は非常用母線に，その他の一般機器は原
33 条-22

則として常用母線に接続する。
所内機器で2台以上設置するものは，単一の所内母線の故障があっても，全部の機器電源が喪失しないよう2母線以上に分割接続し，所内電力供給の安定を図る。
安全保護系及び工学的安全施設に関係する機器は，単一の非常用母線の故障があっても，他の系統に波及して多重性を損なうことがないよう系統ごとに分離して非常用母線に接続する。

10.1.3.5直流電源設備

非常用の直流電源設備は，第10.1－3図に示すように，直流125V 3系統及び直流±24V 2系統の蓄電池，充電器，直流主母線盤等で構成し，いずれの1系統が故障しても残りの系統で原子炉の安全性は確保できる。
また，これらは，多重性及び独立性を確保することにより，共通要因により同時に機能が喪失することのない設計とする。直流母線は125V及び±24V
であり，非常用5組の電源の負荷は，工学的安全施設等の制御装置，電磁弁等である。
蓄電池（非常用）は直流125V（区分Ⅰ），直流125V
Ⅱ）及び直流125V

Ａ系蓄電池及び中性子モニタ用蓄電池Ａ系

Ｂ系蓄電池及び中性子モニタ用蓄電池Ｂ系（区分

ＨＰＣＳ系蓄電池（区分Ⅲ）の5組で構成し，据置型蓄電池で独立したものであり，非常用低圧母線に接続された充電器で浮動充電する。
また，蓄電池（非常用）の容量はそれぞれ6,000Ah(直流125V
及びＢ系)，500Ah（直流125V

Ａ系蓄電池

ＨＰＣＳ系蓄電池），150Ah（中性子モニタ

用蓄電池Ａ系及びＢ系）であり，原子炉を安全に停止し，かつ，原子炉の停止後に炉心を一定時間冷却するための設備の動作に必要な容量を有してい33 条-23

る。
この容量は，例えば，原子炉が停止した際に遮断器の開放動作を行うメタ
ルクラッド開閉装置，原子炉停止後の炉心冷却のための原子炉隔離時冷却系，原子炉の停止，冷却，格納容器の健全性を確認できる計器に電源供給を行う制御盤へ電源供給を行った場合においても，全交流動力電源喪失時から重大事故等に対処するために必要な電力の供給が交流動力電源設備から開始されるまでの約90分を包絡した約8時間以上電源供給が可能な容量である。
蓄電池室内の水素蓄積防止のため換気設備を設置する。
直流電源設備の設備仕様を第10.1－4表に示す。

10.1.3.6

計測制御用電源設備

非常用の計測制御用電源設備は，第10.1－4 図に示すように，計装用交流
母線5母線で構成し，母線電圧は120V/240Vである。
非常用の計測制御用電源設備は，非常用低圧母線と非常用直流母線に接続する無停電電源装置及び計装用交流主母線盤等で構成する。
無停電電源装置は，外部電源喪失及び全交流動力電源喪失時から重大事故等に対処するために必要な電力の供給が交流動力電源から開始されるまでの約90分においても，直流電源設備である蓄電池（非常用）から直流電源が供給されることにより，無停電電源装置内の変換器を介し直流を交流へ変換
し，非常用の計装用交流母線に対し電源供給を確保する。
そのため，核計装の監視 ＊ による原子炉の安全停止状態及び未臨界の維持
状態の確認，原子炉水位（広帯域・燃料域），原子炉圧力等の監視による原子炉の冷却状態の確認並びにドライウェル圧力及びサプレッション・プール
水温度等の監視による格納容器の健全性の状態の確認を可能とする。

33 条-24

＊：平均出力領域計装は，全交流動力電源喪失から１時間後の負荷切り離しとしているが，原子炉の安全停止状態及び未臨界の維持状態の確認
は，全交流動力電源喪失直後に行うため問題ない。

計測制御用電源設備の設備仕様を第10.1－5表に示す。

10.1.3.7

電線路

安全保護系並びに工学的安全施設に関係する多重性を持つ動力回路，制御回路，計装回路のケーブルは，それぞれ相互に電気的・物理的分離を図るた
め，適切な離隔距離又は必要に応じて隔壁を設けたケーブルトレイ・電線管（電線管貫通部を含む）を使用して布設し，相互の独立性を侵害することのないようにする。特にケーブルトレイ等が隔壁を貫通する場合は，火災対策
上隔壁効果を減少させないような構造とする。
また，格納容器貫通部は，冷却材喪失事故時の環境条件に適合するものを使用する。

10.1.3.8

事故時母線切替

通常時は，275kV送電線2回線を使用して運転するが，1回線停止時でも本発電所の全発生電力を送電し得る容量がある。

発電機，外部電源系，非常用所内電源系，その他の関連する電気系統機器の短絡や地絡又は母線の低電圧や過電流等を検知できる設計とし，検知した場合には，遮断器により故障箇所を隔離することにより，故障による影響を局所化できるとともに，他の安全機能への影響を限定できる構成とする。

33 条-25

また，275kV送電線がすべて停止するような場合，原子炉を安全に停止するために必要な所内電力は，154kV送電線又は非常用ディーゼル発電機から
受電する。

(1)

予備変圧器（154kV 系）への切替
所内変圧器又は起動変圧器から受電している非常用高圧母線は，275kV

送電線が2回線とも停電し，154kV送電線に電圧がある場合，予備変圧器から受電して，発電所の安全停止に必要な補機を運転する。

(2)

非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）への切替
非常用高圧母線（高圧炉心スプレイ系用母線を含む。）が停電した場合には，非常用高圧母線（高圧炉心スプレイ系用母線を含む。）に接続された負荷は，動力用変圧器及び非常用低圧母線に接続されるモータコントロ
ールセンタを除いてすべて遮断される。非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）は，自動起動し電圧及び周波数が定格値になると，非常用高圧母線（高圧炉心スプレイ系用母線を含む。）に自動的に接続され，原子炉の停止に必要な負荷が自動的に順次投
入される。

(3)

275kV又は154kV送電線電圧回復後の切替
非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）で所内負荷運転中，275kV送電線又は154kV送電線の電圧が回復すれば，非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）を外部電源に同期並列させることにより，無停電切替（手動）で所
33 条-26

内負荷を元の状態にもどす。

10.1.4主要仕様

主要仕様を第10.1.1表から第10.1.5表に示す。

10.1.5

試験検査

10.1.5.1

非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）

非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む。）は，定期的に起動試験を行って，電圧確立時間や負荷を印加して運転状態を確認するなど，その運転可能性を確認する。

10.1.5.2蓄電池（非常用）

蓄電池（非常用）は，定期的に巡視点検を行い，機器の健全性や，浮動充電状態にあること等を確認する。

10.3

常用電源設備10.3.1

概要

275kV送電線2回線は，約17km離れた東京電力パワーグリッド株式会社那珂変電所に連系されている。また，154kV送電線1回線は，約9km離れた東京電力パワーグリッド株式会社茨城変電所に連系されている。
これらの変電所は，各々，上流側の接続先において異なる変電所に連系することが可能とされており，１つの変電所が停止することによって，当該原子力施設に接続された送電線がすべて停止する事態に至らない設計とされている。
33 条-27

これら送電線は，発電所を安全に停止するために必要な電力を供給可能な容量とされている。
275kV送電線2回線は，1回線停止時でも本発電所の全発生電力を送電し得る能力がある。

通常運転時には，所内電力は，主として発電機から所内変圧器を通して受電するが，275kV送電線より受電する起動変圧器を通しても受電することができる。また，154kV送電線を予備電源として使用することができる。
常用高圧母線は7母線で構成し，所内変圧器，起動変圧器または予備変圧器から受電できる設計とする。
常用低圧母線は11母線で構成し，常用高圧母線から動力変圧器を通して受電する設計とする。
所内機器は，工学的安全施設に関係する機器とその他の一般機器に分け，それぞれ非常用，常用母線に接続する。所内機器で2台以上設置するもの
は，非常用，常用ともに各母線に分割接続し，所内電力供給の安定を図る。

また，必要な直流電源を確保するために蓄電池を設置し，安定した交流電源を必要とするものに対しては無停電電源装置を設置する。
直流電源設備は，常用所内電源として直流250V 1 系統から構成する。

10.3.210.3.2.1

設計方針
外部電源系

重要安全施設がその機能を維持するために必要となる電力を当該重要安全施設に供給するため，外部電源系を設ける。重要安全施設へ電力を供給する
33 条-28

電気施設は，その電力の供給が停止することがないよう，275kV送電線は起動変圧器を介して，154kV送電線は予備変圧器を介して発電用原子炉施設へ給電する設計とする。

また，発電機，外部電源系，非常用所内電源系，その他の関連する電気系
統の機器の短絡や地絡又は母線の低電圧や過電流，変圧器一次側における1
相開放故障等を検知できる設計とし，検知した場合には，遮断器により故障箇所を隔離することにより，故障による影響を局所化できるとともに，他の安全機能への影響を限定できる構成とする。

外部電源系の少なくとも2回線は，それぞれ独立した送電線により電力系
統に連系させるため，万一，送電線の上流側接続先である東京電力パワーグ
リッド株式会社那珂変電所又は東京電力パワーグリッド株式会社茨城変電所のいずれかが停止しても，本発電所に電力を供給することが可能な設計とされている。

少なくとも1回線は他の回線と物理的に分離された設計とし，全ての送電線が同一鉄塔等に架線されない設計とすることにより，これらの発電用原子炉施設への電力供給が同時に停止しない設計とされている。
さらに，いずれの2回線が喪失した場合においても電力系統からこれらの発電用原子炉施設への電力供給が同時に停止しない設計とされている。

開閉所及び送受電設備は，十分な支持性能を持つ地盤に設置する。
碍子，遮断器等は耐震性の高いものを使用する。さらに，津波に対して隔離又は防護するとともに，塩害を考慮した設計とする。
33 条-29

10.3.3

主要設備

10.3.3.1

送電線

発電所は，重要安全施設がその機能を維持するために必要となる電力を当該重要安全施設に供給するため，第10.3－1図に示すとおり，送受電可能な回線として275kV送電線1ルート2回線及び受電専用の回線として154kV送電線
1ルート1回線の合計2ルート3回線で電力系統に連系する。
275kV送電線2回線は，約17km離れた東京電力パワーグリッド株式会社那珂変電所に連系されている。また，154kV送電線1回線は，約9km離れた東京電力パワーグリッド株式会社茨城変電所に連系されている。

送電線は1回線で，重要安全施設がその機能を維持するために必要となる電力を供給できる容量が選定されるとともに，常時，重要安全施設に連系する275kV送電線は，系統事故による停電の減少を図るため2回線とする。

275kV送電線については，短絡，地絡検出用保護装置を2系列設置すること
により，多重化を図る設計とする。また，送電線両端の発電所及び変電所等の送電線引出口に遮断器を配置し，送電線で短絡，地絡等の故障が発生した
場合には，遮断器により故障箇所を隔離することにより，故障による影響を局所化できるとともに，他の安全機能への影響を限定できる設計とする。

また，送電線1相の開放が生じた際には，275kV送電線は送受電時，154kV
送電線は受電している場合，保護装置による自動検知により監視する。又，人的な検知（巡視点検等）を加えることで，一部の保護継電器等による検知が期待できない箇所の1相開放故障の発見や，その兆候を早期に発見できる
33 条-30

可能性を高めることとしている。
設計基準対象施設に連系する275kV送電線1ルート2回線及び154kV送電線1
ルート1回線は，同一の送電鉄塔に架線しないよう，それぞれに送電鉄塔が備えられている。

また，送電線は，大規模な盛土の崩壊，大規模な地すべり，急傾斜の崩壊による被害の最小化を図るため，鉄塔基礎の安定性を確保することで，鉄塔の倒壊を防止するとともに，台風等による強風発生時や冬期の着氷雪による事故防止対策が図られており，外部電源系からの電力供給が同時に停止することはない。
さらに，275kV送電線と154kV送電線の近接箇所の離隔距離については，必
要な絶縁距離を確保する設計とされている。
これらにより，設計基準対象施設に連系する送電線は，互いに物理的に分離した設計とされている。
送電線の設備仕様を第10.3－1表に示す。また，送電系統図を第10.3－1図に示す。

10.3.3.2開閉所

超高圧開閉所は，第10.3－2 図に示すように，275kV送電線と主要変圧器
及び起動変圧器を連系する遮断器，断路器，275kV母線等で構成する。
特別高圧開閉所は，第10.3－2 図に示すように，154kV送電線と予備変圧器を連系する遮断器，断路器等で構成する。
故障を検知した場合には，遮断器により故障箇所を隔離することにより，故障による影響を局所化できるとともに，他の安全機能への影響を限定できる設計とする。
33 条-31

また，開閉所は地盤が不等沈下や傾斜等が起きないような十分な支持性能を持つ場所に設置し，かつ津波の影響を考慮する。
遮断器等は耐震性の高いガス絶縁開閉装置を使用する。
塩害を考慮し，送電線引留部の碍子に対しては，碍子洗浄できる設計とし，遮断器等に対しては，電路がタンクに内包されているガス絶縁開閉装置を採用する。
開閉所機器の設備仕様を第10.3－2表に示す。

10.3.3.3

発電機及び励磁装置

発電機は，約1,300,OOOkVA，1,500rpm で蒸気タービンに直結される横軸
円筒回転界磁3相交流同期発電機で主励磁器は交流励磁機である。
発電機及び励磁機の設備仕様を第10.3－3表に示す。

10.3.3.4

変圧器

本発電用原子炉施設では，次のような変圧器を使用する。
主要変圧器・・・・・・・・発電機電圧（約19kV）を超高圧開閉所電圧（約275kV）に昇圧する。
所内変圧器・・・・・・・発電機電圧（約19kV） を所内高圧母線電圧（約6.9kV）に降圧する。
起動変圧器・・・・・・・超高圧開閉所電圧（約275kV）を所内高圧母線電圧（約6.9kV）に降圧する。
予備変圧器・・・・・・・特別高圧開閉所電圧（約154kV）所内高圧母線電圧（約6.9kV）に降圧する。
発電機の発生電力は，主要変圧器を通して275kV送電線へ送電する。
所内電力は，通常運転時は発電機から2台の所内変圧器を通して受電し，
33 条-32

原子炉の起動又は停止中は，275kV送電線から2台の起動変圧器を通して受電する。さらに，275kV送電線停電の場合には，154kV送電線から予備変圧器を通し，発電所を安全に停止するために必要な所内電力を受電する。
変圧器の設備仕様を第10.3－4表に示す。

10.3.3.5

所内高圧系統常用の所内高圧系統は，6.9kV で第10.1－1 図に示すように常用7母線で構成する。
常用高圧母線・・・・所内変圧器，起動変圧器，予備変圧器から受電す
る母線
これらの母線は，母線ごとに一連のメタルクラッド開閉装置で構成し，遮断器には真空遮断器を使用する。故障を検知した場合には，遮断器により故障箇所を隔離することにより，故障による影響を局所化できるとともに，他の安全機能への影響を限定できる。
常用高圧母線のメタルクラッド開閉装置は，原子炉建屋附属棟内等に設置する。
常用高圧母線には，通常運転時に必要な負荷を振り分け，これらの母線
は，原子炉の起動又は停止中は，起動変圧器から受電し，発電機が同期し，並列した後は所内変圧器から受電する。また、275kV送電線が使用できなくなった場合には予備変圧器から受電する。
メタルクラッド開閉装置の設備仕様を第10.1－1表に示す。

10.3.3.6

所内低圧系統常用の所内低圧系統は，480V で第10.1－1 図に示すように常用11母線で構成する。
33 条-33

常用低圧母線・・・・常用高圧母線から動力変圧器を通して受電できる
母線
これらの母線は，母線ごとに一連のキュービクルで構成し，遮断器は気中遮断器を使用する。故障を検知した場合には，遮断器により故障箇所を隔離することにより，故障による影響を局所化できるとともに，他の安全機能への影響を限定できる。
常用低圧母線のパワーセンタは，原子炉建屋附属棟内等に設置する。
パワーセンタの設備仕様を第10.1.－2表に示す。

10.3.3.7

所内機器

所内機器で2台以上設置するものは，単一の所内母線の故障があっても，全部の機器電源が喪失しないよう2母線以上に分割接続し，所内電力供給の安定を図る。

10.3.3.8直流電源設備

常用の直流電源設備は第10.1－3図に示すように，直流250V 1 系統の蓄電池，充電器，直流主母線盤等で構成する。
負荷はタービンの非常用油ポンプ，発電機の非常用密封油ポンプ等である。
蓄電池は，非常用低圧母線に接続された充電器で浮動充電する。
蓄電池室内の水素蓄積防止のため換気設備を設置する。
直流電源設備の設備仕様を第10.1－4表に示す。

10.3.3.9計測制御用電源設備

常用の計測制御用電源設備は，第10.1－4 図に示すように，計装用交流母
33 条-34

線4母線で構成し，母線電圧は120V/240Vである。
常用の計測制御用電源設備は，非常用低圧母線と常用直流母線に接続する
無停電電源装置及び非常用低圧母線に接続する電動発電機で構成する。
計測制御用電源設備の設備仕様を第10.1－5表に示す。

10.3.3.10

作業用電源設備

作業用電源は，コントロールセンタから変圧器を通して交流200V及び100Vに変圧し，給電する。
また，分電盤，コンセント等を所要場所に設置する。

10.3.3.11

電線路

動力回路，制御回路，計装回路のケーブルは，それぞれ相互に電気的・物理的分離を図るため，適切な離隔距離又は必要に応じて隔壁を設けたケーブ
ルトレイ・電線管（電線管貫通部を含む）を使用して布設する。
特にケーブルトレイ等が隔壁を貫通する場合は，火災対策上隔壁効果を減少させないような構造とする。
また，格納容器貫通部は，冷却材喪失事故時の環境条件に適合するものを使用する。

33 条-35

10.3.3.12

事故時母線切替

通常時は，275kV送電線2回線を使用して運転するが，1回線停止時でも本発電所の全発生電力を送電し得る容量がある。

万一，電気系統の短絡や地絡又は母線の低電圧や過電流等を検知できる設計とし，検知した場合には，遮断器により故障箇所を隔離することにより，故障による影響を局所化できるとともに，他の安全機能への影響を限定できる構成とする。

(1)

275kV系への切替
所内電力は，通常運転時は発電機から2台の所内変圧器を通して受電

し，原子炉の起動又は停止中は，275kV送電線から2台の起動変圧器を通して受電する。本切替えは中央制御室での操作を可能としており容易に実施
可能である

(2)

予備変圧器(154kV系)への切替
所内変圧器又は起動変圧器から受電している常用高圧母線は，275kV送

電線が2回線とも停電し，154kV送電線に電圧がある場合，予備変圧器から受電する。本切替えは自動又は中央制御室での手動操作であり容易に実施可能である。

10.3.4主要仕様

主要仕様を第10.1－1表，第10.1－2表，第10.1－4表，第10.1－5表及び第10.3－1表から第10.3－4表に示す。

33 条-36

10.3.5

試験検査

10.3.5.1蓄電池（常用）蓄電池（常用）は，定期的に巡視点検を行い，機器の健全性や，浮動充電状態にあること等を確認する。

10.3.6

手順等

常用電源設備は，以下の内容を含む手順を定め，適切な管理を行う。
(1)

電気設備の塩害を考慮し，定期的に碍子洗浄操作を実施する。また，
碍子の汚損が激しい場合は，臨時に碍子洗浄操作を実施する。

(2)

変圧器一次側において1相開放を検知した場合，故障箇所の隔離又は非常用母線を健全な電源から受電できるよう切替を実施する。

(3)

変圧器一次側における1相開放事象への対応として，送電線は複数回
線との接続を確保し，送電線引留部の巡視点検を実施する。

33 条-37

第10.1－1表 メタルクラッド開閉装置の設備仕様

構成及び仕様
項

目

(a) 面

数

(b) 形

式

受電盤

母線連絡盤

き電盤

計器用変圧器盤

12面

19面

51面

11面

閉鎖配電盤

(c) 定格電圧

7.2ｋV(d) 電気方式

50Hz

3相(e) 電源引込方式

バスダクト又はケーブルによる(f) フィーダ引出方式

3線

変圧器接地式

ケーブルによる(g) 母線電流容量

3,000A

2,500A

2,000A

遮断器
項

目

受電用

母線連絡用

き電用

14台

13台

50台

(a) 台

数

(b) 形

式

真空遮断器

(c) 極

数

3極

(d) 操作方式

バネ投入操作（DC125V）(e) 絶縁階級

6号A(f) 定格電圧

7.2kV(g) 定格電流3,000A

2,000A(h) 定格遮断電流63kA(i) 定格遮断時間

5サイクル(j) 引きはずし自由方式

1,200A

電気式，機械式(k) 投入方式

バネ式

33 条-38

第10.1－2表 パワーセンタの設備仕様(1/2)

動力変圧器
項

目

(a) 台

数

(b) 形

式

常用母線用

非常用母線用

10台

2台
3相乾式変圧器(c) 冷却方式

自冷/風冷(d) 周 波 数

50

(e) 容

量

約3,333/2,000kVA

約3,333kVA

(f) 結

線

一次：三角形

二次：三角形(g) 定格電圧

一次側

6.9ｋV（5タップ）（7.245,7.072,6.9,6.727,6.555ｋV）
二次側
(h) 絶

縁

480V

H種/F種

33 条-39

第10.1－2表 パワーセンタの設備仕様(2/2)

構成及び仕様
項

目

(a) 面

数

(b) 形

式

受電盤

母線連絡盤

き電盤

変圧器盤

12面

14面

48面

12面

閉鎖配電盤

(c) 定格電圧600V(d) 電気方式

50Hz

3相

3線

非接地式

(e) 電源引込方式

ケーブルによる(f) フィーダ引出方式

ケーブルによる(g) 母線電流容量

4,000A

3,000A

遮断器
項

目

受電用

母線連絡用

き電用

12台

14台

158台

(a) 台

数

(b) 形

式

気中遮断器

(c) 極

数

3極

(d) 操作方式

バネ投入操作（DC125V）(e) 定格電圧600V(f) 定格電流3,000A(g) 定格遮断電流1,200A

50,000A(h) 引きはずし自由方式

電気的，機械的

33 条-40

第10.1－3表 非常用ディーゼル発電機の設備仕様（1）エンジンａ．非常用ディーゼル発電機
個

数

2

出

力

5,500kW/台

起動方式

圧縮空気起動

使用燃料

軽油

ｂ．高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機
個

数

1

出

力

約 3,050kW

起動方式

圧縮空気起動使用燃料

軽油（2）発電機
ａ．非常用ディーゼル発電機
個

数

2

型

式

横軸回転界磁 3 相交流発電機

容量

約 6,500kVA

力率0.80（遅れ）電圧

約 6,900V

周 波 数

50Hz

ｂ．高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機
個

数

1

型

式

横軸回転界磁 3 相交流発電機

容量

約 3,500KVA
33 条-41

力

率

0.80

電

圧

約 6,900V

周波数

50Hz

（3）軽油貯蔵タンク
兼用する設備は以下のとおり
・非常用電源設備
・代替電源設備
型

式

横置円筒型

基

数

2

容

量

約 400kL/基

使用燃料

軽油

33 条-42

第10.1－4表 直流電源設備の設備仕様（1）蓄電池
型

式

鉛蓄電池

個

数

6組（1組当たり24個,58個又は116個）

容量

約6,000Aｈ（1組当たり）×2組
約500Ah（1組当たり）×1組
約150Ah（1組当たり）×2組（安全上重要な設備に供給）
約2,000Aｈ（1組当たり） ×1組（安全上重要な設備以外の設備に供給）

電

圧

約129.5V×3組（浮動充電時）
約26.8V×2組（浮動充電時）（安全上重要な設備に供給）
約259V×1組（浮動充電時）（安全上重要な設備以外の設備に供給）（2）充電器型

式

シリコン整流器

充電方式

浮動

冷却方式

自然通風

交流入力

3相

直流出力電圧50Hz

480V×7台

単相 50Hz

120V×4台

129.5V（浮動充電時）×5
26.8V（浮動充電時）×4（安全上重要な設備に供給）
33 条-43

259V（浮動充電時）×2（安全上重要な設備以外の設備に供給）
直流出力電流約420A×2
約320A×1
約100A×2
約30A×4（安全上重要な設備に供給）
約350A×1
約50A×1（安全上重要な設備以外の設備に供給）個

数

9（安全上重要な設備に供給）
2（安全上重要な設備以外の設備に供給）（3）直流主母線盤個

数

3（安全上重要な設備に供給）
1（安全上重要な設備以外の設備に供給）

定格電流約1200A×2
約800A×1（安全上重要な設備に供給）
約800A× 1（安全上重要な設備以外の設備に供給）

電

圧

125V×3（安全上重要な設備に供給）
250V×1（安全上重要な設備以外の設備に供給）

33 条-44

第10.1－5表 計測制御用電源設備の設備仕様（1）非常用a．無停電電源装置
個

数

2

容

量

約50kVA

出力電圧

約120V/約240V

b．計装用交流主母線盤
個

数

2

定格電流

約1200A

電

約120V/約240V

圧

（2）常用
a．無停電電源装置
個

数

1

容

量

約50kVA

出力電圧

約120V/約240V

b．原子炉保護系用Ｍ－Ｇ装置
電動機
形

式

3相誘導電動機

個

数

2

定格容量

約45kW

電

圧

約440V

形

式

単相同期発電機

個

数

2

発電機

33 条-45定格容量約18.75kVA

電

約120V

周波数

圧

50Hz

33 条-46

第10.3－1表 送電線の設備仕様（1）275kV送電線
公称電圧

275kV

回線数

2

導体サイズ

ASCR 810mm2 ２導体

送電容量

約1,138MW（1回線当たり）

亘

約17km（東京電力パワーグリッド株式会社那珂変

長

電所まで）
（2）154kV送電線
公称電圧

154 kV

回線数

1

導体サイズ

ASCR 810mm2 ２導体

送電容量

約269MW

亘

約9km（東京電力パワーグリッド株式会社茨城変

長

電所まで）

33 条-47

第10.3－2表 開閉所機器の設備仕様（1）275kV母線型

式

SF6ガス絶縁相分離方式

定格電圧

300kV

電流容量

4000A

定格短時間電流50kA 2サイクル（2）遮断器名称

線路用275KV発電機並列用

起動変圧器用

予備変圧器用

しゃ断器

275kV遮断器

275kVしゃ断

154kVしゃ断

器

器

定格電圧

300kV

300kV

300kV

168kV

定格電流

4000A

4000A

2000A

1200A

定格遮断電流

50kA

50kA

50kA

25kA

2

1

2

1

個

数

33 条-48

第10.3－3表 発電機，励磁装置の設備仕様（1）発電機型

式

横軸円筒回転界磁3相交流同期発電機

容量1,300,000KVA

力率0.90（遅れ）電

圧19,000V

相

数

3相

周波数

50Hz

回転数

1,500rpm

結線法

星形

冷却法

固定子

水冷却

回転子

水素直接冷却（2）励磁装置
名称

主励磁機

副励磁機

型式

交流励磁機

交流副励磁機

容量

3,525kW

140kVA

電圧

AC400V

AC300V

回転数

1,500rpm

1,500rpm

駆動方法

発電機と直結発電機と直結個数

1133 条-49

第10.3－4表 変圧器の設備仕様

名称

主要変圧器

所内変圧器

起動変圧器

予備変圧器

型式

屋外用3相二巻

屋外用3相三屋外用3相三屋外用3相二線外鉄無圧密封

巻線内鉄無

巻線外鉄無

巻線内鉄無圧

式

圧密封式

圧密封式

密封式

負荷時タッ

負荷時タップ

プ切換器付

切換器付

容量

約1,300,000kVA

約50,000kVA

約50,000kVA

約38,000kVA

一次

約18.525kV

約18.525kV

約275kV

約147kV

二次

約275kV

約6.9kV

約6.9kV

約6.9kV

相数

3

3

3

3

周波数

50Hz

50Hz

50Hz

50Hz

電圧

結線

一次

三角

三角

星形

星形

法

二次

星形

星形，星形

星形，星形

星形

冷却方法

導油風冷式

油入風冷式

油入風冷式

油入風冷式

個数

1

2

2

1

33 条-50

：非常用電源設備（上記以外は常用電源設備）

第10.1－1図

所内電源単線結線図

33 条-51

非常用ディーゼル発電機（２Ｃ）

非常用ディーゼル発電機（２Ｄ）

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機

第 10.1－2 図

非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機含む）の負荷の始動順位（外部電源喪失及び冷却材喪失事故時）

33 条-52

（注 ）:メカ ニ カル イン タ ーロ ック

第10.1－3図

直流電源単線結線図

33 条-53：非 常用 電源装 置（上 記以 外は常 用電 源 設備 ）

33 条-54
第 10.1－4 図

計測制御用電源単線結線図

村松線

第10.3－1図

送電系統図

33 条-552.

保安電源設備

2.1

保安電源設備の概要

2.1.1

常用電源設備の概要

275kV 送電線 2 回線は，約１７km 離れた東京電力パワーグリッド株式会社
那珂変電所（以下「那珂変電所」という。）に接続する。また，154kV 送電
線 1 回線は，約 9km 離れた東京電力パワーグリッド株式会社茨城変電所（以下「茨城変電所」という。）に接続する。送電系統図を，第 2.1.1－1 図に示す。
上記 2 ルート 3 回線の送電線の独立性を確保するため，万一,那珂変電所が停止した場合でも，外部電源系からの電力供給が可能となるよう，東京電
力パワーグリッド株式会社 154kV 村松線及び原子力１号線（以下「154kV 原
子力１号線」と総称する。）を経由するルートで東海第二発電所に電力を供給することが可能な設計とされている。また，茨城変電所が停止した場合には，那珂変電所を経由するルートで，東海第二発電所に電力を供給することが可能な設計とされている。
これら送電線は，発電所を安全に停止するために必要となる電力を供給可
能な容量とされている。東京電力パワーグリッド株式会社 275kV 東海原子力線（以下「275kV 東海原子力線」という。）2 回線は，1 回線停止時でも東海
第二発電所の全発生電力を送電し得る能力がある。
通常運転時に所内電力は，主として発電機から所内変圧器を介して受電す
るが，275kV 東海原子力線より起動変圧器を介して受電することもできる。
また，154kV 原子力１号線を予備電源として使用することができる。
常用高圧母線は，7 母線で構成し，所内変圧器または起動変圧器から受電する。
常用低圧母線は，11 母線で構成し，タイラインまたは常用高圧母線から
33 条-56

動力変圧器を介して受電する。
所内機器で２台以上設置するものは，単一の所内母線の故障があっても，全部の機器電源が喪失しないよう２母線以上に分割接続し，所内電力供給の安定を図る。
所内電源単線結線図を，第 2.1.1－2 図に示す。
また，常用所内電源として，直流電源設備は 250V 母線１系統から構成する。直流電源単線結線図を，第 2.1.1－3 図に示す。

村松線

第 2.1.1－1 図

送電系統図

33 条-57

：非常用電源設備（上記以外は常用電源設備）

第 2.1.1－2 図

所内電源単線結線図

33 条-58

（注 ）:メカ ニ カル イン タ ーロ ック

第 2.1.1－3 図

直流電源単線結線図

33 条-59：非 常用 電源装 置（上 記以 外は常 用電 源 設備 ）

2.1.2

非常用電源設備の概要

原子炉施設は，重要安全施設がその機能を維持するために必要となる電力を当該重要安全施設に供給するため，電力系統に連係する設計とする。
非常用高圧母線（高圧炉心スプレイ系用母線を含む）は３母線で構成し，常用母線及び非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む）のいずれからも受電できる設計とする。
非常用低圧母線は，２母線で構成し，非常用高圧母線から動力変圧器を介して受電する。所内電源単線結線図を，第 2.1.1－2 図に示す。
所内機器は，工学的安全施設に関係する機器とその他の一般機器に分類する。
工学的安全施設に関係する機器は非常用母線に，その他の一般機器は原則として常用母線に接続する。
安全保護系及び工学的安全施設に関係する機器は，単一の非常用母線の故障があっても，他の系統に波及して多重性を損なうことがないよう系統ごとに分離して非常用母線に接続する。
3 台の非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む）は，275kV 東海原子力線が停電した場合にそれぞれの非常用母線に電力を供給し，1 台の非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼ
ル発電機を含む）が作動しないと仮定した場合でも燃料及び原子炉冷却材圧
力バウンダリの設計条件を超えることなく炉心を冷却でき，あるいは，冷却材喪失事故時にも炉心の冷却とともに，格納容器等安全上重要な系統機器の機能を確保できる容量と機能を有する設計とする。
また，発電所の安全に必要な直流電源を確保するため蓄電池を設置し，安定した交流電源を必要とするものに対しては，無停電電源装置を設置する。
直流電源設備は，非常用電源として 125V 母線 3 系統（高圧炉心スプレイ系
33 条-60

用１系統を含む）及び±24V 母線２系統から構成する。直流電源単線結線図
を，第 2.1.1－3 図に示す。
外部電源系，非常用所内電源系，その他の関連する電気系統機器の短絡や地絡又は母線の定電圧や過電流等を検知できる設計とし，検知した場合には，遮断器により故障箇所を隔離し，他の安全機能への影響を限定できる設計とする。
また，非常用所内電源系からの受電時に，容易に母線切替操作が可能な設計とする。

33 条-612.2

保安電源の信頼性

2.2.1

発電所構内における電気系統の信頼性

2.2.1.1(1)

安全施設に対する電力系統の異常の検知とその拡大防止

安全施設の保護装置について
開閉所（母線等），変圧器，その他の関連する電気系統の機器の故障により発生する短絡や地絡，母線の低電圧や過電流に対し，安全施設への電力の供給が停止することのないように，保護継電装置により検知できる設
計としており，検知した場合には，異常の拡大防止のため，保護継電装置
からの信号により，遮断器等により故障箇所を隔離し，故障による影響を局所化し，他の電気系統の安全性への影響を限定できる設計とする。【設置許可基準 第 33 条 第 3 項】
なお，吊り下げ設置型高圧遮断器については，使用していない。（別添2）ａ．送電線保護装置
275kV 東海原子力線，154kV 原子力１号線には，それぞれ保護装置を設置している。
送電線の短絡若しくは地絡を検出した場合，当該送電線が連系される遮断器を開放し，故障区間を速やかに分離し，残りの健全回線の電力供給を維持する。【設置許可基準 第 33 条 第 3 項 解釈 2】
送電線保護装置（275kV 東海原子力線１号線故障時）を，第 2.2.1.1－1 図に，送電線保護装置（154kV 原子力１号線故障時）を，第 2.2.1.1－2 図に示す。

33 条-62

第 2.2.1.1－1 図

送電線保護装置（275kV 東海原子力線 1 号線故障時）

第 2.2.1.1－2 図

送電線保護装置（154kV 原子力１号故障時）

33 条-63ｂ．275kV 母線保護装置
東海第二発電所超高圧開閉所は，１母線で構成されており，保護装置を設置する。
母線の短絡若しくは地絡を検出した場合，当該母線が連系される遮断器を開放し，故障区間を速やかに分離し，残りの健全側母線の電力供給を維持する。【設置許可基準 第 33 条 第 3 項 解釈 2】
東海第二発電所が接続する母線保護装置（275kV 東海原子力線が接続する母線故障時）を，第 2.2.1.1－3 図に示す。

第 2.2.1.1－3 図

母線保護装置（275kV 東海原子力線が接続する母線故障
時）

33 条-64

ｃ．所内変圧器保護装置
所内変圧器の保護装置を，第 2.2.1.1－4 図に示す。
所内変圧器の短絡若しくは地絡を検出した場合，当該変圧器が連系される遮断器を開放し，故障変圧器を速やかに分離するとともに，他の安全施設への影響を限定できる構成とする。【設置許可基準 第 33 条 第 3
項 解釈 2】

第 2.2.1.1－4 図

所内変圧器保護装置

ｄ．その他設備に対する保護装置
ファンやポンプ等の補機については過負荷保護継電器及び過電流保護継電器を設置する。
過負荷継電器及び過電流継電器にて過電流を検知した場合，警報を発生させることや補機を停止させることにより，他の安全機能への影響を限定できる構成とする。【設置許可基準 第 33 条 第 3 項 解釈 2】

33 条-65

(2)1 相開放故障への対策について
外部電源に直接接続している変圧器の一次側において 3 相のうちの 1 相の電路の開放が生じた場合にあっては，安全施設への電力の供給が不安定になったことを検知し，保護継電器が作動することによる故障箇所の隔離
又は非常用母線の接続変更その他の異常の拡大を防止する対策（手動操作による対策を含む。）を行うことによって，安全施設への電力の供給が停止することがないように，電力供給の安定性を回復できる設計とする。
【設置許可基準 第 33 条 第 3 項 解釈 2】

ａ．米国バイロン２号炉の事象の概要と問題点
(a)

事象の概要
2012 年 1 月 30 日，米国バイロン２号炉において定格出力運転中，以下の事象が発生した。
① 起動用変圧器の故障（架線の碍子の破損）により，3 相交流電源の 1 相が開放故障した状態が発生した。米国バイロン２号炉の 1
相開放故障の概要を，第 2.2.1.1－5 図に示す。
② このため，起動用変圧器から受電していた常用母線の電圧の低下
により，一次冷却材ポンプがトリップし，原子炉がトリップした。
③ トリップ後の所内切替により，非常用母線の接続が起動用変圧器側に切り替わった。
④ 非常用母線の電圧を監視している保護継電器のうち，1 相分の保護継電器しか動作しなかったため，非常用母線の外部電源への接続が維持され，非常用母線各相の電圧が不平衡となった。
⑤ 原子炉トリップ後に起動した安全系補機類が，非常用母線の電圧
不平衡のために過電流によりトリップした。
33 条-66

⑥ 運転員が 1 相開放故障状態に気付き，外部電源の遮断器を手動で動作させることにより，外部電源系から非常用母線が開放され，
非常用ディーゼル発電機が自動起動し，電源を回復した。

第 2.2.1.1－5 図

(b)

問

題

米国バイロン 2 号炉の 1 相開放故障の概要

点

当該事象に対し，「変圧器一次側の 3 相のうち 1 相開放故障が発生
した状態が検知されることなく，非常用母線への給電が維持された。」
ことが問題点である。

ｂ．非常用高圧母線への電力供給について,

東海第二発電所は，275kV 送電線 1 ルート 2 回線及び 154kV 送電線 1
ルート 1 回線で電力系統に連系している。
非常用高圧母線は，以下の方法にて受電可能である。
① 通常時，主発電機の発生電力を 2 台の所内変圧器にて 6.9kV に降圧し，常用高圧母線経由で受電する。
② 非常用ディーゼル発電機または高圧炉心スプレイ系ディーゼル発
電機から受電する。
33 条-67③ プラント停止時及びプラント起動・停止操作時は，275kV 開閉所
内にある 275kV ガス絶縁開閉装置（以下「ＧＩＳ」という。）を介し，2 台の起動変圧器にて 6.9kV に降圧し，常用高圧母線経由で受電する。
④ 275kV 東海原子力線，275kV ＧＩＳもしくは起動変圧器が使用できない場合，154kV 開閉所内にある予備変圧器にて 6.9kV に降圧し，常用高圧母線経由で受電する。
非常用高圧母線への電力供給を，第 2.2.1.1－6 図に示す。

外部電源に直接接続している受電用変圧器は，起動変圧器及び予備変圧器であるが，通常時に非常用母線に電源供給を行っていないことから，変圧器一次側において 1 相開放故障が発生した状態が検知されることがないとしても，直ちに原子炉安全を脅かすものではないが，起動過程または停止中に当該変圧器を使用している場合には，変圧器一次側で1 相開放故障が発生したことを速やかに検知し，故障箇所を隔離することが重要となる。

33 条-68

※例として，6.9kV 2C への給電ルートを図示

む)③33 条-69①②

第 2.2.1.1-6 図

非常用高圧母線への電力供給④

また，③の経路で受電する場合，通常は 275kV 送電線から東海第二発
電所の非常用高圧母線まで第 2.2.1.1－6 図の経路で電源供給を行っているため，以下のとおり，変圧器一次側において 1 相開放故障が発生しても非常用高圧母線への電源供給は 1 回線以上確保可能な構成とする。
・275kV 東海原子力線から受けた 2 回線の電源は 275kV 開閉所にて連系しているため，275kV 東海原子力線 1 回線にて 1 相開放故障が発生しても非常用高圧母線の電圧に変化が生じない。
・非常用高圧母線（6.9kV 2C 及び 6.9kV 2D）は異なる起動変圧器より受電しているため，起動変圧器の一次側において 1 相開放故障が発生しても，1 回線以上の非常用高圧母線は健全な電源より受電可能である。
したがって，変圧器一次側において 1 相開放故障が発生した状態が検知されることなく，非常用母線への給電が維持されたとしても，非常用高圧母線への電源供給は 1 回線以上確保可能であることから，直ちに原
子炉安全を脅かすものではないが，別の変圧器一次側で 1 相開放故障が発生する前に速やかに検知し，故障箇所を隔離することが重要となる。
なお，154kV 原子力１号線から予備変圧器までは，通常負荷へ給電していないことから，予備変圧器の一次側に 1 相開放故障が発生した場合
でも，直ちに原子炉安全を脅かすものではないが，この場合も別の変圧器一次側で 1 相開放故障が発生する前に速やかに検知し，故障箇所を隔離することが重要となる。

33 条-70

ｃ．1 相開放故障の検知性について(a)

変圧器一次側に1相開放故障が発生した場合に電圧が低下しない事
象の概要
米国バイロン２号炉の事象のように変圧器一次側において 1 相開放故障が発生した場合に，所内電源系の 3 相の各相には，低電圧を検知する交流不足電圧継電器（27）が設置されていることから，交流不足
電圧継電器（27）の検知電圧がある程度（約 30％以上）低下すれば，当該の保護継電器が動作し警報が発報することにより 1 相開放故障を含めた電源系の異常を検知することが可能である。
一方，変圧器負荷が非常に少ない場合や，変圧器にΔ結線の安定巻線を含む場合などにおいては，所内電源系側の交流不足電圧継電器（27）の検知電圧が動作範囲まで低下せず，1 相開放故障が検知できない可能性がある（3 相交流では，変圧器一次側における 1 相のみが開放故障となっても変圧器鉄心に磁束の励磁が持続され，変圧器二次側（所内電源系側）において 3 相ともほぼ正常に電圧が維持されてしまう場合がある）。
変圧器一次側における 1 相開放故障による電圧維持（イメージ）を，第 2.2.1.1－7 図に示す。

33 条-71

第 2.2.1.1－7 図

変圧器一次側における 1 相開放故障による電圧維持（イメージ）

33 条-72(b)外部電源に接続している変圧器一次側に 1 相開放故障が発生した場合の対応について外部電源に接続している変圧器一次側の接続部位で，275kV 送電線側及び 154kV 送電線側については，接地された筐体内等に配線された構造箇所を有している。（第 2.2.1.1－9 図，第 2.2.1.1－10 図参照）
筐体内等の導体においては，断線による 1 相開放故障が発生したとしても，接地された筐体等を通じ完全地絡となることで，電流差動継電器（87）等による検知が可能である。
電流差動継電器（87）等が動作することにより，1 相開放故障が発生した部位が自動で隔離されるとともに，非常用ディーゼル発電機又は高圧炉心スプレイ用ディーゼル発電機が自動起動し非常用高圧母線に給電される。したがって，変圧器一次側の 3 相のうち 1 相開放故障が発生した状態が検知されることなく，非常用母線への給電が維持されることはない。（別添 3）
気中に露出した架線接続部を有しているのは，275kV 東海原子力線の引込部及び 154kV 原子力 1 号線の引込部が該当する。変圧器一次側の接続部位を，第 2.2.1.1－10 図に示す。当該部位については，毎日実施する「巡視点検」にて電路の健全性を確認することにより，1 相
開放故障を目視にて検知することが可能である。
目視にて検知したのちは，健全な変圧器側への受電切替を実施する
こと，及び給電中の変圧器を手動にて切り離すことにより，非常用ディーゼル発電機又は高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機が自動起動
し非常用高圧母線に給電される。したがって，変圧器一次側の 3 相のうち 1 相開放故障が発生した状態が検知されることなく，非常用母線への給電が維持されることはない。
33 条-73

なお，東海第二発電所では毎日実施する巡視点検時に確認すべき項目として，巡視点検手順書にて定めており，1 相開放故障の認知が可能である。
巡視点検要領に定められた巡視確認項目を第 2.2.1.1－8 表に示す。

第 2.2.1.1－8 表
巡視機器
275kV 開
閉所
154kV
開閉所

巡視確認項目

巡視確認項目
1.外 観 上 か ら 判 断 で き る 範 囲 で の 損 傷 ， 漏
洩，異常な振動等，不具合の有無
2.異音，異臭の有無
3.火災発生の有無

33 条-74

点検
頻度
1 回／日

254kV 送電線引込部
相分離母線

非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機
を含む）
所内変圧器
一次（高圧）側

起動変圧器一次（高圧）側

33 条-75
154kV 架線引込部(イメージ図)予備変圧器一次（高圧）側

第 2.2.1.1－9 図

変圧器一次側の接続部位について

ⅰ）275kV 送電線引込部ⅱ)154kV 送電線引込部（イメージ図）
気中に露出した部分

気中に露出した部分

ⅲ)起動変圧器（露出部無）ⅳ)予備変圧器(露出部無)
引込部

引込部

第 2.2.1.1－10 図(c)

変圧器一次側接続部位について検知性向上対策について
前述の電流差動継電器（87）及び目視の他に，変圧器の一次側において 1 相開放故障が発生した場合以下の事象が発生する。
Ⅰ . 変圧器の一次側の中性点に電流が流れる。（地絡過電流継電器(51G)による検知）
Ⅱ . 非常用高圧母線の負荷である電動機に逆相電流が流れるため，
電動機電流の 3 相のうち 2 相が増加する。（各負荷の過負荷継電器(49)による検知）
Ⅲ . 高圧母線の電圧が低下する。（交流不足継電器(27)による検知）
33 条-76

したがって，上記事象Ⅰ，Ⅱ，Ⅲを検知することにより，変圧器一次側に 1 相開放故障が発生した場合の検知性向上の対策を実施する。

第 2.2.1.1－11 図Ⅰ

地絡過電流継電器（51G）による検知（イメージ）（起動変圧器）33 条-77

第 2.2.1.1－12 図

Ⅱ

過負荷継電器（49）による検知（イメージ）（起動変圧器）第 2.2.1.1－13 図

Ⅱ

過負荷継電器(49)による検知（イメージ）（予備変圧器）33 条-78

第 2.2.1.1－14 図

Ⅲ

交流不足継電器（27）による検知（イメージ）（予備変圧器）

上記事象は，変圧器の一次側において 1 相開放故障が発生した条件
により検知できる保護継電器が異なる。1 相開放故障の発生条件に応じた保護継電器による検知方法を第 2.2.1.1－15 表に示す。

33 条-79

第 2.2.1.1－15 表
1 相開放故障の発生条
件
発生
変圧器の状態
場所
重負荷

検知
可否

検知性向上対策

保護継電器

検知後の対処

起動変圧器
地絡過電流
継電器
（51G）

警報発生後，電圧を確認し，手動にて発生箇所を隔
離する。

※１

○

複数の電動機に過負荷継電器(49)の警報及びトリップ
過負荷継電 が発生することにより，1
軽負荷△器（49） ※2 相開放故障の発生を想定
し，電圧を確認後，手動にて発生箇所を隔離する。
※３
無負荷
×
なし
―
複数の電動機に過負荷継電
重負荷器(49)の警報及びトリップ
過負荷継電 が発 生す るこ とに よ り，1△器（49） ※２ 相 開 放 故 障 の 発 生 を 想 定
予備変軽負荷
し，電圧を確認後，手動に圧器て発生箇所を隔離する。
交流不足電 警報発生後，電圧を確認
無負荷
○
圧継電器
し，手動にて発生箇所を隔
(27)
離する。
※１ ○：検知可能，△検知可能な場合と不可能な場合あり，
×：検知できないことを示す。
※２ 過負荷継電器(49)の動作値に至らなければ電動機への影響は問題とならない。
※３ 無負荷なので安全上問題とならない。
起動変圧器

なお，1 相開放故障のうち過電流継電器（49）は，起動変圧器の負荷状態だけでなく，各電動機の負荷状態にも依存する。具体的には電動機が重負荷で運転していると，1 相開放故障が発生した場合の電流増加が大きくなり，1 相開放故障の検知が容易になる。具体的なパターンは別添５を参照。
1 相開放故障の発生箇所ごとに応じた識別方法と対応操作を，第2.2.1.1－16 表，第 2.2.1.1－17 表に示す。
33 条-80

第 2.2.1.1－16 表

1 相開放故障発生箇所の識別とその後の対応操作（275ｋV 母線から 6.9ｋV２Ｃに受電の場合）

発生箇
所
275kV
東海
原子力
線

切り
離し
操作

対応操作

別添

手動

残り 1 回線で電源供給を維持する。
(非常用高圧母線の電圧に変化無し)

4-1

自動

非常用高圧母線の電圧が喪失することで，交流不足継電器(27)が動作し非常用ディーゼル発電機から電源供給を行う。
なお非常用高圧母線の少なくとも1 系統は 1 相開放故障前同様に健
全である。

4-2

地絡過電流継電器(51G)にて検知

手動

非常用高圧母線の電圧が喪失することで，交流不足継電器(27)が動作し非常用ディーゼル発電機から電源供給を行う。
なお非常用高圧母線の少なくとも1 系統は 1 相開放故障前同様に健
全である。

4-3

目視にて確認

手動

識別方法

目視にて確認

起動変圧器の電流差動継電器(87)にて検
知
起動
変圧器

154kV
原子力
１号線

非常用高圧母線は予備変圧器から隔離されている。

33 条-814-4

第 2.2.1.1－17 表

1 相開放故障発生箇所の識別とその後の対応操作（154ｋV 母線から 6.9ｋV２Ｃに受電の場合）

発生箇所

154kV
原子力
1 号線

識別方法

切り
離し
操作

目視にて確認

手動

予備変圧器の電
流差動継電器(87)にて検知

自動

過負荷継電器(49)にて検知

手動

交流不足電圧継
電器(27)にて検
知

自動

対応操作
非常用高圧母線の電圧が喪失することで，交流不足電圧継電器(27)が動作し，非常用ディーゼル発電
機から電源供給を行う。
なお，非常用高圧母線の少なく
とも１系統は 1 相開放故障前同様に健全である。
非常用高圧母線の電圧が喪失することで，交流不足電圧継電器(27)が動作し，非常用ディーゼル発電
機から電源供給を行う。
なお，非常用高圧母線の少なく
とも１系統は 1 相開放故障前同様に健全である。
非常用高圧母線の電圧が喪失することで，交流不足電圧継電器(27)が動作し，非常用ディーゼル発電
機から電源供給を行う。
なお，非常用高圧母線の少なく
とも１系統は 1 相開放故障前同様に健全である。
非常用ディーゼル発電機から電源供給を行う。
なお，非常用高圧母線の少なく
とも１系統は 1 相開放故障前同様に健全である。

33 条-82

別添

4-5

4-6

4-7

4-8

変圧器の一次側において 1 相開放故障の発生した場合の検知方法と適用範囲について，第 2.2.1.1－18 図に示す。

第 2.2.1.1－18 図

1 相開放故障が発生した場合の検知方法及び適用範囲について

33 条-83

(d)

ま

と

め

① 275kV 東海原子力線で 1 相開放故障が発生しても 2 回線あることから残りの健全な回線で正常な電力が供給可能であり非常用高圧母線の電圧に変化が起こらないこと。
② 起動変圧器の一次側で 1 相開放故障が発生しても非常用高圧母線（6.9kV２Ｃ及び 6.9kV２Ｄ）は異なる起動変圧器より受電しているため非常用高圧母線への電源供給は 1 回線以上確保可能となっている。
したがって，上記①，②の様な変圧器一次側において 1 相開放故障が発生した状態が検知されることなく非常用母線への給電が維持されたとしても，非常用高圧母線への電源供給は可能であることから，直ちに原子炉安全を脅かすものではない。
しかし，別の変圧器一次側で 1 相開放故障が発生する前に速やかに故障を検知し，故障箇所を隔離することが重要となる。
1 相開放故障の検知について，気中に露出した架線接続部での不具合については巡視点検等により早期発見による検知が可能である。それ以外の箇所については保護継電装置で概ね検知可能であり，故障が発生した状態が検知されずに，非常用母線への給電が維持されることはない。
また，運転員が保護継電装置の動作にて 1 相開放故障発生時の対応を確実にするために，手順書へ内容を反映する。

33 条-84(3)電気設備の保護開閉所（母線等），変圧器，その他の関連する電気系統の機器の故障により発生する短絡や地絡，母線の低電圧や過電流に対し，保護継電装置により検知できる設計としており，検知した場合には，保護継電装置からの信号で，遮断器等により故障箇所を隔離し，故障による影響を局所化し，他の電気系統の安全性への影響を限定できる設計とする。
外部電源系保護継電装置を，第 2.2.1.1－19 表に示す。

33 条-85

第 2.2.1.1－19 表

外部電源系保護継電装置

電気設備

保護継電装置の種類
電流差動継電方式（87）275kV 東海原子力線

短絡距離継電方式（44S）
地絡距離継電方式（44G）
交流不足電圧継電方式（27）
地絡方向継電方式（67）154kV 原子力１号線

周波数継電方式（95）交流過電圧継電方式（59）
地絡過電圧継電方式（64）275kV 母線

電流差動継電方式（87）電流差動継電方式（87）起動変圧器

交流過電流継電方式（51）
地絡過電流継電方式（51G）
電流差動継電器（87）予備変圧器

交流過電流継電方式（51）
地絡過電流継電方式（51G）

非常用高圧母線

交流不足電圧継電器（27）

非常用ディーゼル発電機

電流差動継電器（87）（高圧炉心スプレイ系ディーゼル

交流過電流継電器（51）発電機）

逆電力継電器（32）各負荷（電動機類）

過負荷継電器（49）※主発電機，主要変圧器，所内変圧器については，外部電源に直接接続している受電設備ではないため除外した。

33 条-86

2.2.1.2

電気系統の信頼性

重要安全施設に対する電気系統については，系統分離を考慮した母線によって構成されるとともに，電気系統を構成する個々の機器が信頼性の高いものであって，非常用所内電源系からの受電時等の母線切替操作が容易である
設計とする。

(1)

系統分離を考慮した母線構成
275kV 東海原子力線は起動変圧器を介して，また 154kV 原子力 1 号線は予備変圧器を介して，原子炉施設へ給電する設計とする。非常用母線を 3
母線確保することで，多重性を損なうことなく，系統分離を考慮して母線を構成する設計とする。

(2)

電気系統を構成する個々の機器の信頼性
電気系統を構成する送電線（275kV 東海原子力線及び 154kV 原子力 1 号線），母線，変圧器，非常用電源系，その他関連する機器については，電気学会電気規格調査会にて定められた規格（ＪＥＣ）又は日本工業規格（ＪＩＳ）等で定められた適切な仕様を選定し，信頼性の高い設計とする。

(3)

非常用所内電源系からの受電時等の母線の切替操作
重要度の特に高い安全機能を有する構築物，系統及び機器で，その機能を達成するために電力を必要とするものについては，非常用高圧母線からの給電が可能な構成とし，非常用高圧母線は外部電源系又は非常用ディー
ゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む）のいずれからも受電できる構成とする。【設置許可基準 第 33 条 第 1 項】
このうち，外部電源系については，送電線に接続する遮断器や断路器等
33 条-87

を設置した超高圧開閉所機器及び特別高圧開閉所機器，各開閉所からの電気を降圧する変圧器から構成される設計とする。
開閉所機器，変圧器，及び所内高圧系統については，送電線や所内電源の切替操作が容易に実施可能なように操作スイッチ等を設ける設備構成とする。【設置許可基準 第 33 条 第 3 項 解釈 1，第 4 項 解釈 4】
所内単線結線図を，第 2.2.1.2－1 図に示す。

む)

第 2.2.1.2－1 図

所内単線結線図

非常用高圧母線が，275kV 東海原子力線から起動変圧器を介して受電できなくなった場合，非常用高圧母線２Ｃは，非常用ディーゼル発電機２Ｃからの給電へ自動切替される。一方，非常用高圧母線２Ｄ及び非常用高圧
母線高圧炉心スプレイ系は，154kV 原子力１号線から予備変圧器を介して
33 条-88

の受電へ自動切替される。【設置許可基準 第 33 条 第 3 項 解釈 1】
非常用母線の受電切替のイメージ図を，第 2.2.1.2－2 図に示す。

第 2.2.1.2－2 図

非常用母線の受電切替のイメージ

33 条-89

2.2.22.2.2.1

電線路の独立性
外部電源受電回路について

東海第二発電所は，275kV 東海原子力線 2 回線及び 154k 原子力１号線 1 回線の合計 3 回線にて電力系統に連系する。
275kV 東海原子力線 2 回線は，約 17km 離れた那珂変電所に接続し，154kV
原子力１号線 1 回線は，約 9km 離れた茨城変電所に接続する。
外部受電回路の送電系統図を，第 2.2.2.1－1 図に示す。

村松線

第 2.2.2.1－1 図

2.2.2.2

送電系統図

複数の変電所との接続について

那珂変電所はその電力系統における上流側の接続先において異なる変電所に連系され，茨城変電所はその電力系統における上流側の接続先において異なる変電所に連系することが可能とされており，1 つの変電所が停止することによって，当該原子力施設に接続された送電線がすべて停止する事態に至らない設計とされている。

33 条-90(3)

変電所の停止想定
ａ．那珂変電所全停時の供給系統
那珂変電所が停止した場合においても，茨城変電所から 154kV 原子力１号線より受電を行うことにより，東海第二発電所への電力供給が可能となる。【設置許可基準 第 33 条 第 4 項 解釈 4】
那珂変電所全停時の供給系統を，第 2.2.2.2－3 図に示す。

村松線

第 2.2.2.2－3 図

那珂変電所全停時の供給系統

33 条-93ｂ．茨城変電所全停時の供給系統
茨城変電所が停止した場合においても，那珂変電所から 275kV 東海原
子力線より受電を行うことにより，東海第二発電所への電力供給が可能となる。【設置許可基準 第 33 条 第 4 項 解釈 4】
茨城変電所全停時の供給系統を，第 2.2.2.2－4 図に示す。

村松線

第 2.2.2.2－4 図

茨城変電所全停時の供給系統

33 条-942.2.3.2

送電線の信頼性向上対策

送電線は，大規模な盛土の崩壊，大規模な地すべり，急傾斜の崩壊による被害の最小化を図るため，鉄塔基礎の安定性を確保することで，鉄塔の倒壊が防止されている。
過去に発生した設備の被害状況を踏まえて，電気設備の技術基準（第 32条）への適合に加え，台風等による強風発生時や冬期の着氷雪による事故防止対策が図られており，外部電源系からの電力供給が同時に停止することのない設計とされている。

(1)

鉄塔基礎の安定性
送電線ルートは，ルート選定の段階から地すべり地域等が極力回避されており，地震による鉄塔敷地周辺の影響による被害の最小化を図られている。また，やむを得ずこのような地域を経過する場合には，個別に詳細調査を実施し，基礎の安定性を検討して基礎型を選定する等の対策が実施されている。
さらに，東海第二発電所に連系する 275kV 東海原子力線 2 回線及び154kV 原子力 1 号線 1 回線については，鉄塔敷地周辺で基礎の安定性に影響を与える盛土の崩壊，地すべり，急傾斜地の土砂崩壊について，図面等を用いた机上調査により盛土の崩壊，地すべり，急傾斜地の各リスクがある箇所の抽出が行われた後，地質専門家による現地踏査が実施され，鉄塔基礎の安定性に影響がないことが確認されている。（参考：経済産業省原
子力安全・保安院報告「原子力発電所及び再処理施設の外部電源における送電鉄塔基礎の安定性評価について（平成 24 年 2 月 17 日，東京電力株式会社）」）

33 条-96

②

地すべり【リスク】鉄塔を巻込んだ地
すべりによる鉄塔傾斜，倒壊の恐れがある。
→地滑り防止地区，地滑り危険箇所，地滑り地形分布図をもとに
地滑り箇所を抽出し，リスク評価する。

③

急傾斜地の崩壊【リスク】逆 T 字型基礎における地盤崩壊による鉄塔傾斜，倒壊の恐れがある。
→急傾斜地（30 度以上）で土砂崩壊が発生する可能性がある箇所を抽出し，リスクを評価する。

ｂ． 確 認 結 果①

盛土の崩壊リスク
実測平面図や国土地理院発行の地形図等を使用し，人工的に土地の改変が加えられた箇所などを抽出する。
→275kV 東海原子力線で 2 基が抽出された。
→抽出された 2 基について地質専門家による現地踏査等により，基礎の安定性に問題のないことを確認した。

②

地すべりリスク
地すべり防止区域，地すべり危険箇所，地すべり地形分布図から対象鉄塔を抽出後，空中写真判読により地すべり地形近傍の鉄塔を抽出する。
→基礎の安定性に問題のないことを確認した。
33 条-98

③

急傾斜地リスク
国土地理院発行の地形図等を使用し，急傾斜を有する斜面が近傍にある鉄塔を抽出する。
→275kV 東海原子力線 3 基，154kV 村松線 2 基について抽出した。
→抽出された 5 基について地質専門家による現地踏査等により，基礎の安定性に問題のないことを確認した。

第 2.2.3.2－3 表

基礎の安定性評価結果

鉄塔

現地踏査確認基数

対応必要

線路名
基数

盛土

地すべり

急傾斜地

基数

275kV 東海原子力線

44 基

2基

0基

3基

0基

154kV 原子力１号線

8基

0基

0基

0基

0基

154kV 村松線

28 基

0基

0基

2基

0基

参考：経済産業省原子力安全・保安院報告「原子力発電所及び再処理施設の外部電源における送電鉄塔基礎の安定性評価について（平成 24 年 2 月 17
日，東京電力株式会社）」(2)

近接箇所のリスク
近接箇所（第 2.2.3.1－1 図）については，2 ルートが近接した状況にあるが，地形評価に加え，送電線相互の近接状況，気象状況から 2 ルート
共倒れのリスクは極めて低いと判断している。以下に評価結果を記載する。

33 条-99

ａ．地形評価
下表の評価により，盛土崩壊，急傾斜地の崩壊，地すべりなど，将来的にも鉄塔斜面の安定性が損なわれる可能性は低い。
第 2.2.3.2－4 表
評価
項目
盛土
崩壊

地す
べり

急傾
斜地

送電線の風雪対策

主な評価内容評価結果

・盛土の立地状況や形状及び規模
・盛土と鉄塔との距離

図面等による抽出結果 2 基を対象に，地質専門家の現地踏査等による評価の結果，基礎の安定性に影響はなし。
図面等による抽出結果，地すべりリスクのある鉄塔は確認されず，基礎の安定性に影響はなし。

・地すべり地形の状況
・露岩分布除今日・移動土塊の状況
・地表面の変状有無
・構造物の変状有無
・斜面状況（勾配及び変状有無）
・地盤特性
・崩壊履歴

図面等による抽出結果 5 基を対象に，地質専門家の現地踏査による評価の結果，基礎の安定性に影響はな
し。

ｂ．2 ルートの送電線・鉄塔の位置の評価
275kV 東海原子力線，154kV 原子力１号線において 5 箇所の斜面がある。ａ．にて鉄塔斜面の安定性が損なわれる可能性が低いことは確認している。
ｃ．気象状況の評価
台風の影響について，当該地域は JEC-127-1979（送電用支持物設計標準）における基準速度圧地域区分が高温季は下表に示す地域区分Ⅴの地域，低温季はⅥの地域であり，当該速度圧を見込んだ設計を実施している。地域別の 50 年再現風速値が高い地域ではない。また，雪の影響については，経過地に応じて電線への着雪厚さを個別に評価し，対策を実施している。

33 条-100

第 2.2.3.2－5 表

基準速度圧地域区分

地域区分

Ⅰ

Ⅱ

Ⅲ

Ⅳ

Ⅴ

Ⅵ

速度圧（kg／m３ ）

240

200

175

150

125

100

(3)

風雪対策について
ａ．設備対策面
送電線の風雪対策として，電気設備技術基準に適合するとともに，一部の鉄塔については，JEC-127-1979（送電用支持物設計標準）を考慮した耐風雪強化設計が実施されている。
その他，架渉線への着氷雪対策として難着雪リング等が設置されている。
送電線の風雪対策及びその状況について，第 2.2.3.2－6 表及び第2.2.3.2－7 表に示す。また，着氷雪対策品を，第 2.2.3.2－8 表に示す。

第 2.2.3.2－6 表
項目

送電線の風雪対策

電気設備技術基準（第 32 条）（解釈（第 58 条））
風速 40m／s の風圧荷重を考慮

風

雪架渉線の周囲に厚さ 6 ㎜，比
重 0.9 の氷雪が付着した状態
に対し，風速 28m／s の風圧荷重を考慮

33 条-101

更なる風雪対策・設置箇所に応じた 風速（地上高 10m における最大瞬間風
速 40.8～63.2m／s）を考慮（耐風強化設計）
・設置箇所に応じて ，電線への湿型着雪（着雪厚さ）による荷重（厚さ 25～50 ㎜，
密度 0.6g／cm３ ）を考慮（耐雪強化設計）
・架渉線への着氷雪 対策として難着雪リングやねじれ防止ダンパーを設置

第 2.2.3.2－7 表

各送電線の更なる風雪対策の状況

275kV 東海原子力線

耐風強化
設計
－

耐雪強化
設計
－ ※1

難着雪
リング
○

ねじれ防止
ダンパー
○

154kV 原子力１号線

－

－

○

○

154kV 村松線

－ ※1

－ ※1

○

○

※１ 一部の鉄塔が対策済

第 2.2.3.2－8 表
名

着氷雪対策品称機

難着雪リング
ねじれ防止ダンパー

能

電線に一定間隔で取付けることにより，着雪の連続性が分断されるため，着雪の発達が抑制される。
電線のねじれ剛性を増加し，電線自体の回転を防止することで着雪の発達を抑制できる。

ｂ．巡視及び点検実績
275kV 東海原子力線，154kV 原子力 1 号線に対し，東京電力パワーグ
リッド株式会社の定めた保安規程により，設備の異常兆候の把握のため
以下の巡視・点検が行われている。巡視実績を第 2.2.3.2－9 表に点検実績を第 2.2.3.2－10 表に示す。
【巡視】

普通巡視:地上（徒歩・車両等）あるいはヘリコプターにより２回／年以上※275kV 以上の送電線については，ヘリコプター飛行禁止箇所を除き，ヘリコプター 1 回/年以上実施
臨時巡視(台風前後・大雨後・地震後など):必要の都度【点検】

普通点検:1 回／5 年

33 条-102

第 2.2.3.2－9 表

巡視実績

第 2.2.3.2－10 表

点検実績

33 条-1032.2.4

受送電設備の信頼性

超高圧開閉所，特別高圧開閉所，ケーブル洞道及び電線管路は，不等沈下や傾斜等が起きないよう十分な支持性能を持つ地盤に設置したている。また，遮断器等の機器については耐震性の高い機器を使用する。
また，超高圧開閉所，特別高圧開閉所，ケーブル洞道及び電線管路，津波の影響を考慮するとともに，塩害を考慮する設計とする。

2.2.4.1

開閉所設備等の耐震性評価について

超高圧開閉所及び特別高圧開閉所は，1.0Ci の地震力に対し不等沈下，傾斜またはすべり等が起きないような場所に設置していることから，十分な支持性能を確保しており，耐震クラス C を満足している。
超高圧開閉所及び特別高圧開閉所の遮断器は，従来の気中絶縁開閉装置と比べて重心が低く耐震性の高いＧＩＳとする。ＧＩＳ（例）を，第 2.2.4.1－1 図に示す。

第 2.2.4.1－1 図

ＧＩＳ（例）

33 条-1042.2.4.2(1)送変電設備の碍子及び遮断器等の耐震性

送電線の長幹支持碍子の免震対策について
東日本大震災では，東海第二発電所に接続されている 275kV 東海原子力線において長幹支持碍子が破損した。このため，長幹支持碍子から有機碍
子への取替（全 44 基中 16 基に使用）を行い耐震性強化を実施した。
なお，154kV 原子力１号線において長幹支持碍子は使用されていなかった。
長幹支持碍子を第 2.2.4.2－1 図に，有機碍子を第 2.2.4.2－2 図に長幹支持碍子の耐震対策状況を，第 2.2.4.2－3 表に示す。

長幹支持碍子

第 2.2.4.2－1 図

長幹支持碍子有機碍子
第 2.2.4.2－2 図

33 条-105有機碍子

第 2.2.4.2－3 表(2)長幹支持碍子の耐震対策状況

線路名

長幹支持碍子の耐震対策
有機碍子化

275kV 東海原子力線

16 基（平成 23 年 11 月完了）

変電所の遮断器等の耐震性について
東海第二発電所に接続されている那珂変電所及は，重心が低く，耐震性の高いガス絶縁開閉装置（以下ＧＩＳという）及び耐震性を強化した断路器を採用している。茨城変電所及は，重心が低く，耐震性の高いＧＩＳ及び JEAG5003-2010「変電所等における電気設備の耐震設計指針」に基づいた評価を実施して，設計上の裕度を確認した断路器等を使用する。【設置許可基準 第 33 条 第 3 項 解釈 1】

33 条-1062.2.4.3(1)

開閉所基礎の設置地盤の支持性能について

超高圧開閉所
超高圧開閉所(275kV 東海原子力線に接続)は，杭基礎構造とし，1.OCiの地震力に対し十分な支持性能を確保した設計とする。【設置許可基準 第33 条 第 6 項 解釈 6】
超高圧開閉所基礎の支持性能評価結果を，第 2.2.4.3－1 表に，超高圧開閉所位置を，第 2.2.4.3－2 図に示す。

第 2.2.4.3-1 表

超高圧開閉所基礎の支持性能評価結果

照査項目

評価値

評価基準値

判定 ＊１

最大接地圧

434（kN/本）2629（kN/本）○＊１：判定○（十分な支持性能を確保）の条件は，評価値＜評価基準値。

33 条-107(1)

超高圧開閉所～東海第二発電所
超高圧開閉所から東海第二発電所にかけてのケーブル洞道は，杭基礎構造であり，1.OCi の地震力に対し十分な支持性能を確保する設計とする。
【設置許可基準 第 33 条 第 6 項 解釈 6】
超高圧開閉所から東海第二発電所にかけてのケーブル洞道支持性能評価
結果を，第 2.2.4.4－2 表にに示す。

第 2.2.4.4－2 表

超高圧開閉所から東海第二発電所にかけてのケーブル洞道
支持性能評価結果

照査項目

評価値

評価基準値

判定 ※１

最大接地圧

162（kN/m２ ）372（kN/m２ ）〇※１：判定○（十分な支持性能を確保）の条件は，評価値＜評価基準値。

(2)

特別高圧開閉所～東海第二発電所
特別高圧開閉所から東海第二発電所にかけてのケーブル洞道は，1.OCiの地震力に対し十分な支持性能を確保する設計とする。【設置許可基準 第33 条 第 6 項 解釈 6】
特別高圧開閉所から東海第二発電所にかけてのケーブル洞道支持性能評
価結果を，第 2.2.4.4－3 表にに示す。

第 2.2.4.4－3 表

特別高圧開閉所から東海第二発電所にかけてのケーブル洞
道支持性能評価結果

照査項目

評価値

評価基準値

判定 ※１

最大接地圧

32（kN/m２ ）640（kN/m２ ）〇※１：判定○（十分な支持性能を確保）の条件は，評価値＜評価基準値。
33 条-111

(2)

評価手法
第四系に直接支持されているケーブル洞道について、鉄道構造物等設計
標準・同解説（平成 19 年 1 月）に基づき、地盤の揺すり込みによる沈下量の算出を行った。
地表面で 1.0Ci 相当となる地震力を用いて，一次元等価線形解析にて地震前後のせん断剛性の変化から沈下量を算定した。

(3)

評価結果
ケーブル洞道における沈下量を第 2.2.4.5-2 表に示す。沈下量は，ケー
ブル洞道直下の第四系を対象として算出した。ボーリング位置図及びボーリング柱状図を第 2.1.4.5-2～3 図に示す。
その結果，沈下量が 1 ㎝以下であることから，不等沈下によるケーブル
性能への影響はなく，設置地盤は十分な支持性能を有していることを確認した。

第 2.1.4.5-2 表

最大沈下量

ケーブル洞道における最大沈下量

ケーブル洞道ケーブル洞道（特別高圧開閉所～ （超高圧開閉所～
原子炉建屋間）タービン建屋間）
1.7 ㎜
9.5 ㎜

33 条-113

2.2.4.6

津波の影響，塩害対策

塩害対策が必要な箇所に対しては，定期的に碍子洗浄が可能な設備を設置する。碍子洗浄装置外観を，第 2.2.4.6－1 図に示す。【設置許可基準 第 33条 第 6 項 解釈 6】
遡上域における最大遡上高さは T.P.+17.1m であるが，新設する防潮堤(T.P.+18.0m 以上)により非常用電源設備が配置されているエリアへの浸水を防止する設計とする。【設置許可基準 第 33 条 第 6 項 解釈 6】
基準津波による発電所周辺の最大水位分布を，第 2.2.4.6－2 図に示す。

碍子洗浄装置用ノズル

第 2.2.4.6－1 図

碍子洗浄装置外観（例）太平洋

超高圧開閉所
起動変圧器
特別高圧開閉所
予備変圧器
防潮堤

第 2.2.4.6－2 図

基準津波による発電所周辺の最大水位分布

33 条-115

2.3

外部電源喪失時における発電所構内の電源の確保

2.3.1

非常用電源設備及びその付属設備の信頼性

2.3.1.1

多重性又は多様性及び独立性

非常用電源設備のうち，非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む）及びその付属設備は，多重性及び独立性を考慮して，必要な容量のものを 3 台備え，各々非常用高圧母線に接続している。また，蓄電池及びその付属設備は，3 系統を各々別の場所に設置し，多重性及び独立性を確保する設計とする。【設置許可基準 第 33 条 第 7 項】
非常用電源設備は，常用系との独立性を考慮して，常用電源設備と別の場所に設置することにより，共通要因による機能喪失が発生しない設計とする。

(1)

非常用電源設備の配置
非常用電源設備は，区分Ⅰ，区分Ⅱ及び区分Ⅲに区画された電気室等に設置する設計とする。
非常用電源設備の配置を，第 2.3.1.1－1 図～第 2.3.1.1－5 図に示す。

33 条-116(2)非常用電源設備の共通要因に対する頑健性
非常用交流電源設備，非常用直流電源設備は各々3 系統あり，基準地震動に対して支持機能が維持可能な建物である原子炉建屋の区画された部屋に設置する等の対策により，主たる共通要因（地震，津波，火災，溢水）に対し，頑健性を有する設計とする。非常用電源設備の主たる共通要因に対する頑健性を，第 2.3.1.1－6 表に示す。

第 2.3.1.1－6 表
共通要因
地震

津波

火災

溢水

非常用電源設備の主たる共通要因に対する頑健性
対応方針

状況

設計基準地震動に対して十分な耐震性を有する設計とする。
設計基準津波に対して，浸水や波力等により機能喪失しない設計とする。

設計基準地震動に対して，建屋及び安全系の電気設備が機能維持できる設計としている。
遡上域における最大遡上高さはT.P.+17.1m であ るが ，新設 する 防潮堤(T.P.+18.0m 以 上)によ り非 常用電源設備が配置されているエリアへの浸水を防止している。
異なる系統の電気室及び蓄電池室については，火災防護審査基準で要求される 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。
地震や火災による溢水に対して電気盤が機能喪失にならないことを確認する。
また，電気室及び蓄電池室には，蒸気源及び被水源がないため問題ない。

適切な耐火能力を有す
る耐火壁又は隔壁等で分離を行う設計とする。

想定すべき溢水（没水・蒸気・被水）に対し，影響のないことを確
認，もしくは溢水源等に対し溢水影響のないよう設備対策を実施する設計とする。

軽油貯蔵タンクは地下，燃料移送ポンプは常設代替高圧電源装置置場内（地下）に設置する。
また，軽油貯蔵タンクから燃料移送ポンプまでの配管，及び燃料移送ポン
プからデイタンクまでの配管には連絡配管が設けられており，軽油貯蔵タン
33 条-121

ク及び燃料移送ポンプいずれか 1 系統が使用できない場合でも，原子炉建屋内にある 3 系統のデイタンクに燃料を供給可能な設計としている。また，デイタンクは外部からの燃料補給がなくても一定時間非常用ディーゼル発電機に燃料を供給可能な設計とする。（2.3.1.3 参照）

軽油貯蔵タンク基礎ならびに燃料移送系配管ダクトは，耐震クラスＳの設
備の間接支持構造物として，原子炉建屋と同じ支持地盤を有しており（杭基礎形式），沈下が生じにくい構造とする。

33 条-1222.3.1.2

容量について東海第二発電所非常用電源設備の内，設計基準事故に対処するための設備は以下のとおりである。

①

非常用ディーゼル発電機
個数：2
容量：約 6,500kVA／台（約 5,200kW／台）②

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機
個数：1
容量：約 3,500kVA（約 2,800kW)＜①及び②の主な負荷＞
・外部電源が完全に喪失した場合に，発電用原子炉を安全に停止するために必要な負荷・工学的安全施設作動のための負荷

非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む）
は，外部電源の喪失又は冷却材喪失事故が発生した際，自動起動して原子力発電所の保安上必要とされる各負荷に電力を供給するために，十分な発電機
容量を有する。
各非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む）
において保安上必要とされる負荷を，第 2.3.1.2－1 表に示す。

33 条-123

第 2.3.1.2－1 表

非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル
発電機を含む）において保安上必要とされる負荷

非常用ディーゼル発電機
２Ｃ
補機名

高圧炉心スプレイ系
ディーゼル発電機

２Ｄ
容量[kW](効率変換後)容量[kW]

補機名(効率変換後)補機名

容量[kW](効率変換後)

低圧炉心ス
プレイ系ポ
ンプ

1,250※（1,316）――

高圧炉心ス プレイ系ポンプ

2,280※(2,400)

残留熱除去
系ポンプ

680※
(716)

残留熱除去
系ポンプ

1,360※(1,432)

高圧炉心ス プレイ系ディー ゼル
発電機海水 ポン
プ

37
(42)

残留熱除去
系海水系ポ
ンプ

1,800※（1,896）

残留熱除去
系海水系ポ
ンプ

1,800※(1,896)蓄電池充電装置

14
(16)

非常用ガス
処理装置

21.6
(24.0)

非常用ガス
処理装置

21.6
(24.0)

非常灯

70
（78）

非常灯

70
(78)

高圧炉心ス プレイポンプ室 換気装置
高圧炉心ス プレイ系ディー ゼル
発電機室換 気装
置

7.4
(8.3)
37
(42)

蓄電池充電
装置

156.8
（174.3）

蓄電池充電
装置

156.8
(174.3)

―

―

中央制御室
換気装置

177.2
(196.9)

中央制御室
換気装置

177.2
(196.9)

―

―

45
(50)

―

―

37
(42)

―

―

―

―

―

3.0
(3.4)

―

―

18.5
(20.6)――

180.7(200.8)

―

―

ディーゼル
発電機冷却
系海水ポン
プ
ディーゼル
発電機室換
気装置
低圧炉心ス
プレイ系ポ
ンプ室換気
装置
残留熱除去
系ポンプ室
換気装置
バッテリー
室
換気装置
スイッチギ
ア室換気装
置

45
(50)
37
(42)
3.7
(4.2)
1.5
(1.7)
18.5
(20.6)
180.7(200.8)

ディーゼル
発電機冷却
系海水ポン
プ
ディーゼル
発電機室換
気装置
―
残留熱除去
系ポンプ室
換気装置
バッテリー
室
換気装置
スイッチギ
ア室換気装
置

33 条-124

非常用ディーゼル発電機
２Ｃ

高圧炉心スプレイ系
ディーゼル発電機

２Ｄ

―

―

バイタル交
流電源装置

45
(50)

―

―

非常用ガス
再循環装置

111.7
(124.2)

非常用ガス
再循環装置

111.7
(124.2)

―

―

負荷合計

4,553.7(4,845)

負荷合計

4026.5(4293)

負荷合計

2,375.4(2,510)※の負荷については効率９５％，その他は効率９０％33 条-125非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む）
は，外部電源が喪失した場合に，原子炉を安全に停止するために必要な電源を供給し，さらに，工学的安全施設作動の為の電源も供給する。
また，多重性を考慮して，必要な容量のものを 3 台備え，各々非常用高圧
母線に接続する。
3 台のうち 1 台が故障しても原子炉の安全性は確保できる。
非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む）
は，非常用高圧母線低電圧信号又は非常用炉心冷却設備作動信号で起動し，10 秒以内に電圧を確立した後は，各非常用高圧母線に接続し，負荷に給電する。
外部電源が喪失し，かつ，冷却材喪失事故が発生した場合の非常用ディー
ゼル発電機（（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む）の負荷の始動
順位を，第 2.3.1.2－2 図～第 2.3.1.2－4 図に示す。

第 2.3.1.2－2 図

非常用ディーゼル発電機（２Ｃ）の負荷の始動順位（外部電源喪失及び冷却材喪失事故時）

33 条-126

第 2.3.1.2－3 図

非常用ディーゼル発電機（２Ｄ）の負荷の始動順位（外部電源喪失及び冷却材喪失事故時）

第 2.3.1.2－4 図

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機の負荷の始動順位（外部電源喪失及び冷却材喪失事故時）

33 条-127

③

蓄電池
非常用の常設直流電源設備は，3 系統 5 組のそれぞれ独立した蓄電池，

充電器，及び分電盤等で構成し，直流母線電圧は 125V もしくは±24V である。主要な負荷は DG 初期励磁，M/C,P/C 投入及び引き外し，計測制御
系統施設等であり，設計基準事故時に非常用の常設直流電源設備のいず
れの１系統が故障しても残りの２系統で原子炉の安全は確保できる。
また，万一，全交流電源が喪失した場合でも，原子炉保護系及び原子炉停止系の動作により，原子炉は安全に停止でき，停止後の原子炉の崩
壊熱及びその他の残留熱も，原子炉隔離時冷却系により原子炉の冷却が可能であり，原子炉格納容器の健全性を確保できる。
非常用の常設蓄電池は鉛蓄電池で非常用低圧母線にそれぞれ接続された充電器により浮動充電される。
全交流電源喪失に備えて，非常用の常設直流電源設備は原子炉の停止，停止後の冷却に必要な電源を一定期間，給電をまかなう蓄電池容量を確保している。全交流動力電源喪失後，常設代替交流電源設備から約 90分以内に給電を行うが，万一常設代替交流電源設備が使用できない場合
は，可搬型代替交流電源設備である電源車から約６時間以内（全交流動
力電源喪失後 7 時間 30 分以内）に給電を行う。非常用の常設蓄電池は，常設代替交流電源設備が使用できない場合も考慮し，電源が必要な設備に約８時間供給できる容量とする。
なお，重大事故等対処施設の各条文にて炉心の著しい損傷，原子炉格
納容器の破損，及び貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷を防止するために設
けている設備への電源供給時間は，約 24 時間とする。
組数及び容量：約 125V

2 組（約 6,000Ah／組），1 組（約 500Ah／組）

約±24V 2 組（約 150Ah／組）

33 条-128

＜蓄電池の主な負荷＞・制御用負荷（原子炉緊急停止系作動回路，遮断器操作回路，自動減圧系等）及び非常用照明
・原子炉隔離時冷却系

各蓄電池の容量を，第 2.3.1.2－5 表に示す。

第 2.3.1.2－5 表

非常用電源設備

用途項目

蓄電池の容量

直流 125V 蓄電池
２Ａ，２Ｂ

直流 125V 蓄電池
ＨＰＣＳ±24V 中性子モニタ用
蓄電池２Ａ，２Ｂ

形

式

鉛蓄電池

鉛蓄電池

鉛蓄電池

組

数

2

1

2

容

量

約 6,000Ah

約 500Ah

約 150Ah

電

圧

約 125V

約 125V

約±24V

33 条-1292.3.1.3

燃料貯蔵設備

工学的安全施設等の機能を確保するため，非常用ディーゼル発電機（高圧
炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む）については２Ｃ系，２Ｄ系，高圧
炉心スプレイ系の計 3 台有している。また，軽油貯蔵タンクから燃料移送ポ
ンプにて非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を含む）へ供給される燃料油系統等も非常用２Ｃ系，２Ｄ系及び高圧炉心スプ
レイ系の 3 系統を有しているため，ディーゼル発電機の単一故障に対しても必要な機能を確保できる。燃料油供給系統の構成を，第 2.3.1.3－1 図に示す。
軽油貯蔵タンクは，ディーゼル発電機 2 台（非常用ディーゼル発電機１台
及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機 1 台）で 7 日間以上連続運転できる容量(400k ※１ )を 2 系統有するため，軽油貯蔵タンクの単一故障に対しても必要な機能を維持できる。
2 基の軽油貯蔵タンクは連絡配管により接続されており，軽油貯蔵タンクの燃料は，3 台のディーゼル発電機のどれでも使用できる構成となっている。
(連絡配管は通常時は手動弁により隔離されており，片系で漏えい等が生じた場合でも他系へ影響しないようにしている。)【設置許可基準 第 33 条 第7 項 解釈 7】※１軽油貯蔵タンクの必要量を保守的に見積もるため，以下を考慮する。
・保守的に事象発生と同時に電源装置の起動を想定（連続７日間）
・保守的に 100％負荷状態での燃料消費率(0.277 kL/MWh)を使用する① 非常用ディーゼル発電機
0.277kL/MWh×5200 kW×24ｈ×7 日=241.99kL②高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機
0.277kL/MWh×2800 kW×24ｈ×7 日=130.30kL③必要燃料①＋②=241.99kL＋130.30kL=372.29kL＜400kL

33 条-130

■軽油貯蔵タンク
基数：2 基
容量：400kL／基
使用燃料：軽油

第 2.3.1.3－1 図

非常用ディーゼル発電機（高圧炉心スプレイ系ディーゼル
発電機を含む）燃料油供給系統

33 条-131

3.

別添
別添 1

鉄塔基礎の安定性について

別添 2

吊り下げ設置型高圧しゃ断器について

別添 3

変圧器一次側の 1 相開放故障について

別添 4

1 相開放故障発生箇所の識別とその後の対応操作について

別添 5

負荷状態に応じた保護継電器による検知方法

別添 6

非常用電源設備の配置の基本方針

別添 7

東海第二発電所

運用，手順説明資料

33 条-132

保安電源設備別添 1

1.

鉄塔基礎の安定性について

東海第二発電所外部電源線における送電鉄塔の安定性評価
経済産業省原子力安全・保安院指示文書「原子力発電所等の外部電源の信頼性確保に係る開閉所等の地震対策について(指示)」(平成 23･06･07 原院第1 号)に基づき,敷地周辺の地盤変状の影響による二次的被害の要因である盛土崩壊，地すべり及び急傾斜地の土砂崩壊の影響が評価されている。抽出された鉄塔については，地質の専門家による現地踏査結果を踏まえ，鉄塔基礎の安定性に影響がないことが確認されている。（参考：経済産業省原子力安
全・保安院報告「原子力発電所及び再処理施設の外部電源における送電鉄塔
基礎の安定性評価について（平成 24 年 2 月 17 日，東京電力株式会社）」）
基礎の安定性評価結果を，第 1－1 表に示す。

第 1－1 表基礎の安定性評価結果

鉄塔

現地踏査確認基数

対応必要

線路名
基数

盛土

地すべり

急傾斜地

基数

275kV 東海原子力線

44 基

2基

0基

3基

0基

154kV 原子力１号線

8基

0基

0基

0基

0基

154kV 村松線

28 基

0基

0基

2基

0基

80 基

2基

0基

5基

0基

計

33 条-133

2.

地質の専門家による現地踏査の評価項目と方法
275kV 東海原子力線，154kV 村松線の対象鉄塔について，地質の専門家による現地踏査で第 2－1 表に示す項目に基づき，鉄塔基礎の安定性評価が行われている。なお，地すべりによる現地踏査の必要な鉄塔について該当する箇所は無かった。

第 2－1 表
評価
項目
盛土
崩壊

急傾
斜地
の土
砂崩
壊

現地踏査における評価項目と評価方法

主な評価項目

評価方法

・盛土の立地状況や形状及び規模
・盛土と鉄塔との距離

現地踏査に際しては，当該盛土の立地状況や形状・規模，鉄塔との距離等を確認し，健全性が評価されている。
・現地調査に際しては，斜面勾配等の地形条件，斜面上の変状有無，植生状況，
地下水や表流水の集水条件など，左記の評価内容を確認し，健全性を評価した。

・斜面状況（勾配及び変状有無）
・地盤特性
・崩壊履歴

33 条-1343.

盛土崩壊に対する鉄塔基礎の安定性評価結果

3.1

現地踏査対象の抽出
対象箇所の抽出にあたっては，送電線ならびにその周辺の地形状況が記載されている実測平面図等を使用して，人工的に土地の改変が加えられた箇所の抽出が実施されている。
また，送電線路周辺で発生した盛土に関する送電線の保守記録等の確認とともに，車両やヘリコプター等による巡視で直接現地状況の確認が行われ，漏れの無いよう盛土箇所が抽出された。
抽出の結果，鉄塔 80 基のうち 2 基が現地踏査必要箇所に該当した。
なお，盛土の抽出の規模としては，基本的に，東北地方太平洋沖地震で倒壊した，東京電力株式会社 66kV 夜の森線の周辺で発生した盛土崩壊箇所と同程度の規模の盛土が対象とされ，更なる安全性向上の観点から，それよりも小規模な盛土についても抽出対象とされた。

3.2

現地踏査結果
対象鉄塔 2 基について，当該盛土の立地状況や形状及び規模，鉄塔との距離等が確認された結果，鉄塔脚から盛土までの距離が十分離れており，仮に崩壊したとしても当該鉄塔への土砂流入はないと判断された。

33 条-1354.

地すべりに対する鉄塔基礎の安定性評価結果

4.1

現地踏査対象の抽出
地すべり防止区域（地すべり等防止法），地すべり危険箇所（地方自治体

指定），地すべり地形分布図（国立研究開発法人

防災科学技術研究所）に示される範囲および，その近傍に設置されている鉄塔が選定され，さらに空中判読により鉄塔との位置関係などが確認された。結果，該当するものは無
く，基礎の安定性に影響はないと判断された。

5.

急傾斜地の土砂崩壊に対する鉄塔基礎の安定性評価結果

5.1

現地踏査対象の抽出
急傾斜地の土砂崩壊については，鉄塔周辺の傾斜の最大傾斜角が 30 度以

上かつ逆Ｔ字基礎が抽出された結果，鉄塔基礎 80 基のうち 5 基について現地踏査が必要な箇所が該当した。
5.2

現地踏査結果
対象鉄塔 5 基について，斜面勾配等の地形条件，斜面上の変状の有無，植生状況，地下水や表流水の集水条件等が調査された。また，安定性の評価にあたっては，『道路土工―切土工・斜面安定工指針』における「表層崩壊と落石の安定性評価の目安」や「斜面崩壊対策の調査」を参考に，地質専門家の意見をふまえた評価がおこなわれた。
上述の現地踏査で収集した斜面勾配等の地形条件，地盤特性等に基づき，各鉄塔が評価された結果，崩壊や崩壊跡地が鉄塔近傍に見られた鉄塔や近接する斜面に湧水箇所がみられた鉄塔は無く，問題ないと判断された。

33 条-136

別添 2

1.

吊り下げ設置型高圧しゃ断器について

事象概要
平成 23 年 3 月 11 日の東北地方太平洋沖地震による揺れで，東北電力株式
会社女川原子力発電所１号機 高圧電源盤６－１Ａで火災が発生したことを受け，平成 23 年 5 月 31 日に発出された経済産業省原子力安全・保安院指示
文書「原子力発電所における吊り下げ設置型の高圧遮断器に係る火災防護上の必要な措置の実施等について（指示）」（平成 23・05・30 原院第 2 号）に基づき，原子力発電所において所有している吊り下げ設置型高圧遮断器の有無を確認した。

2.

吊り下げ設置型高圧遮断器の有無
東海第二発電所で使用している吊り下げ設置型の高圧遮断器について調査した結果，吊り下げ設置型高圧遮断器は無かった。

33 条-137

別添 3

1.

変圧器一次側の 1 相開放故障について

外部電源系の変圧器の巻線仕様一覧
東海第二発電所の非常用高圧母線に電源供給する外部電源系の変圧器巻線仕様を第 1－1 表に示す。

第 1－1 表変圧器の巻線仕様
巻線の結線方法

変圧器名称

電圧

一次側

二次側
安定巻線 ※（外部電源側）（負荷側）

起動変圧器２Ａ

275kV／6.9kV

Y(直接接地)Y(抵抗接地)Δ

起動変圧器２Ｂ

275kV／6.9kV

Y(直接接地)Y(抵抗接地)Δ

予備変圧器

147kV／6.9kV

Y(非接地)

Y(抵抗接地)Δ※安定巻線は，当該変圧器で発生する高調波等の抑制を目的で設置されている。

2.

1 相開放故障発生時の検知について

2.1

電流差動継電器（87）による検知
変圧器の一次側において，米国バイロン２号炉の事象のように 1 相開放故障が発生した場合，275kV 送電線，154 送電線接続箇所以外については，米国バイロン２号炉同様の気中に露出した接続ではなく，接地された筐体内等に導体が収納された構造である。このような構造の場合，導体の断線による
1 相開放故障が発生したとしても，接地された筐体等を通じ，完全地絡となることで，電流差動継電器（87）による検知が可能である。
接地された筐体内等に導体が収納された構造の例を，第 2－1 図に示す。
また，完全地絡による電流差動継電器（87）による検知部位を，第 2－2
33 条-138

図に示す。

絶縁スペーサ

導体

第 2－1 図接地された筐体内等に導体が収納された構造の例（ＧＩＳ）

33 条-139154kV 原 子 力１ 号線

275kV 東 海 原子 力 線

遮断器

第 2－2 図完全地絡による電流差動継電器（87）による検知部位

33 条-140以下にＧＩＳ，変圧器及び CV ケーブルの構造に関する詳細を示す。

(1)

ＧＩＳの故障検知について
ＧＩＳは，接地されたタンク内に導体が収納されており，絶縁性の高い
SF6 ガスにより絶縁が確保されている。
ＧＩＳは，ブッシングを通じて架線と接続する構成である。

ａ．ブッシング
ブッシングは，磁器碍管に導体等が収納された構造となっており，ブッシング内導体の破損については，磁器碍管の破損がない限り考えにくい。ブッシングの外観及び内部構造部の例を，第 2－3 図に示す。
仮に，磁器碍管の破損による故障が発生した場合，導体と筐体間で地絡が発生する。その場合，電流差動継電器（87）が設置されており，検知が可能である。

33 条-141

第 2－3 図

ブッシングの外観及び内部構造部の例

33 条-142

ｂ．ＧＩＳ（ブッシング除き）①

導体
ＧＩＳは，第 2－1 図のとおり絶縁スペーサでＧＩＳ内の導体を支持する構造となっており，絶縁スペーサは，機械的強度が高く壊れる可能性が小さいと考えられることから，導体の脱落が生じにくい構造となっている。したがって，ＧＩＳ内部での 1 相開放故障は発生しにくい構造である。
仮に絶縁スペーサが破損した場合，導体と筐体間で地絡が発生する。
その場合，電流差動継電器（87）が設置されており，検知が可能である。

②

遮断器の投入動作不良による欠相の検知
遮断器により 1 相開放故障が発生する要因として，各相個別に開放及び投入が可能な遮断器の投入動作不良による欠相が考えられる。しかし，投入動作不良による欠相が発生した場合においては，欠相継電器（47）を設置し，検知可能となる。（第 2-4 図参照）
欠相が生じた場合，欠相保護継電器が動作し，遮断器は 3 相開放されるため，欠相状態は解除され，また警報により，1 相開放故障の検知が可能である。

33 条-143

第 2－4 図③

遮断器投入不良による 1 相開放故障検知インターロック概要

断路器の投入動作不良による欠相の検知
断路器投入時は遮断器開放状態であり，投入操作時は現場に運転員がいるため，投入状態の確認が可能であることから，投入動作不良による欠相の検知は可能である。
なお，断路器通電状態の場合は、開放及び投入不可のインターロッ
クが構成されており，操作不可である。

ｃ．変圧器の故障検知
変圧器は接地された筐体内に導体が収納されており，絶縁油により絶縁が確保されている。導体は，タンク内ブッシングを介し，変圧器巻線へと連結した構造である。
変圧器は，十分強度を持った筐体内にあるため，断線が発生する可能性は低い。
仮に，変圧器の筐体内で断線が発生した場合，アークの発生により衝撃油圧継電器による機械的保護継電器が動作することにより検知に至る
33 条-144

場合や，地絡が生じることによって電流作動継電器（87）検知が可能である。変圧器の構造を第 2－5 図に示す。

図 2－5

変圧器構造概要

なお，変圧器巻線については第 2－6 図のとおり複数の導体により構成されており，断線が発生し，1 相開放故障が発生する可能性は低い。

33 条-145

第 2－6 図

変圧器巻線概要

d．ＣＶケーブルの故障検知についてＣＶケーブルは絶縁体と接地されたシースに導体が内包されており，導体の断線が起きにくい構造となっている。仮に，断線が発生した場合でも，アークの発生により接地されたシースを通じ，地絡が発生し電流作動継電器（87）が動作し，異常を検知することが可能。
ＣＶケーブルの構造図を第 2－7 図に示す。

絶縁体
シース

第 2－7 図ＣＶケーブル構造図

33 条-146

別添 4

1 相開放故障発生箇所の識別とその対応操作について（6.9ｋV２Ｃ，6.9ｋV 高圧炉心スプレイ系で説明）

１275kV 送電線で発生する 1 相開放故障（目視による確認）(1)

1 相開放故障直前の状態
第 1－1 図の通り，275kV 東海原子力線から 275kV 超高圧開閉所，起動変圧器，6.9kV 常用母線（6.9kV ２A-１,２A-２）を経由し，非常用高圧母線を受電している状態を想定する。

第 1－1 図1 相開放故障直前の状態

33 条-147

(2)1 相開放直後の状態
275kV 東海原子力線の 1 回線で 1 相開放故障が発生すると，故障部位を目視で確認できる。このことから運転員は，275kV 東海原子力線の 1 回線
にて 1 相開放故障が発生したことを検知可能である。

第 1－2 図1 相開放故障直後の状態

33 条-148

(3)故障箇所を隔離した状態
第 1－3 図の通り，運転員の操作により，275kV 東海原子力線 1 回線を外部電源系から隔離すると，残り 1 回線で電源供給を行う。

第 1－3 図故障箇所を隔離した状態

33 条-149

2起動変圧器一次側で発生する 1 相開放故障（比率作動継電器（87）にて検知）(1)

1 相開放故障直前の状態
第 2－1 図の通り，275kV 東海原子力線から超高圧開閉所，起動変圧器，6.9kV 常用母線(6.9kV

２A-１,２A-２)を経由し，非常用高圧母線を受電している状態を想定する。

第 2－1 図1 相開放故障直前の状態

33 条-150

(2)1 相開放故障直後の状態
起動変圧器２A の一次側で 1 相開放故障が発生すると，起動変圧器の電流作動継電器（87）が動作する。このことから運転員は，起動変圧器にて1 相開放故障を含めた異常が発生したことを検知可能である。

第 2－2 図1 相解放故障直後の状態

33 条-151

(3)故障箇所を隔離した状態
電流作動継電器（87）の自動操作により起動変圧器を系統から隔離すると，起動変圧器から受電していた複数の高圧母線の交流不足継電器（27）が動作する。

第 2－3 図故障箇所を隔離した状態

33 条-152(4)非常用高圧母線を隔離した状態
交流不足継電器（27）の自動操作により，非常用高圧母線を外部電源系から隔離すると 2C 系は非常用ディーゼル発電機が自動起動し，高圧炉心スプレイ系は予備変圧器から，それぞれ負荷に電源を供給する。

第 2－4 図非常用高圧母線を隔離した状態

33 条-1533

起動変圧器一次側で発生する 1 相開放故障（過負荷継電器（51）にて検知）(1)

1 相開放故障直前の状態
第 3－1 図の通り，275kV 送電線から超高圧開閉所，起動変圧器，6.9kV
常用母線(6.9kV

２A-１,２A-２)を経由し，非常用高圧母線を受電している状態を想定する。

第 3－1 図1 相開放故障直前の状態

33 条-154

(2)1 相開放故障直後の状態
起動変圧器２A の一次側で 1 相開放故障が発生すると，起動変圧器２Aの地絡過電流継電器（51G）が動作する。このことから運転員は，外部電源系にて 1 相開放故障を含めた異常が発生したことを検知可能である。

第 3－2 図1 相開放故障直後の状態

33 条-155(3)故障箇所を隔離した状態
運転員の手動操作により，起動変圧器２A を外部電源系から隔離すると，当該非常用高圧母線の交流不足継電器（27）が動作する。

第 3－3 図故障箇所を隔離した状態

33 条-156

(4)非常用高圧母線を隔離した状態
交流不足継電器（27）の自動操作により，非常用高圧母線を外部電源から隔離すると，2C 系は非常用ディーゼル発電機が自動起動し，高圧炉心スプレイ系は予備変圧器から，それぞれ負荷に電源を供給する。

第 3－4 図非常用高圧母線を隔離した状態

33 条-1574

予備変圧器一次側で発生する 1 相開放故障（目視にて検知）(1)

1 相開放故障直前の状態
第 4－1 図の通り，275kV 東海原子力線から超高圧開閉所，起動変圧器，6.9kV 常用母線(6.9kV ２A-１,２A-２)を経由し，非常用高圧母線を受電している状態を想定する。

第 4－1 図1 相開放故障直前の状態

33 条-158

(2)1 相開放故障直後の状態
予備変圧器の一次側で 1 相開放故障が発生すると，故障部位を目視で確認できる。このことから運転員は，予備変圧器一次側にて 1 相開放故障が発生したことを検知可能である。

第 4-2 図1 相解放故障直後の状態

33 条-159

(3)故障箇所を隔離した状態
運転員の手動操作により，予備変圧器を外部電源から隔離すると 275kV
東海原子力線 2 回線で電源供給を行う。

第 4－3 図故障箇所を隔離した状態

33 条-160

5予備変圧器一次側で発生する 1 相開放故障（目視にて検知）(1)

1 相開放故障直前の状態
154kV 原子力 1 号線から予備変圧器，6.9kV２Ｅ高圧母線を経由し，非常用高圧母線を受電している状態を想定する。

第 5－1 図1 相開放故障直前の状態

33 条-161

(2)1 相開放故障直後の状態
予備変圧器の一次側で 1 相開放故障が発生すると，故障部位を確認できる。このことから運転員は，予備変圧器一次側にて，1 相開放故障が発生したことを検知可能である。

第 5－2 図1 相開放故障直後の状態

33 条-162

(3)故障箇所を隔離した状態
運転員の手動操作により，予備電源変圧器を外部電源から隔離すると，予備電源変圧器から受電していた複数の非常用高圧母線の交流不足継電器（27）が動作する。

第 5－3 図故障箇所を隔離した状態

33 条-163

(4)非常用高圧母線を隔離した状態
交流不足継電器（27）の自動操作により，非常用高圧母線を外部電源から隔離すると，非常用ディーゼル発電機が自動起動し，負荷に電源供給を開始する。

第 5－4 図非常用高圧母線を隔離した状態

33 条-1646

予備電源変圧器一次側で発生する 1 相開放故障（電流作動継電器（87）にて検知）(1)

1 相開放故障直前の状態
154kV 原子力 1 号線から予備変圧器，6.9kV２Ｅ高圧母線を経由し，非常用高圧母線を受電している状態を想定する。

第 6－1 図1 相開放故障直前の状態

33 条-165

(2)1 相開放故障直後の状態
予備変圧器の一次側で 1 相開放故障が発生すると，予備電源変圧器の電流作動継電器（87）が動作する。このことから運転員は，予備変圧器にて1 相開放故障を含めた異常が発生したことを検知可能である。

第 6－2 図1 相開放故障直後の状態

33 条-166(3)故障箇所を隔離した状態
電流作動継電器（87）の自動操作により，予備変圧器を外部電源から隔離すると，予備電源変圧器から受電していた複数の非常用高圧母線の交流不足継電器（27）が動作する。

第 6－3 図故障箇所を隔離した状態

33 条-167

(4)非常用高圧母線を隔離した状態
交流不足継電器（27）の自動操作により非常用高圧母線を外部電源から隔離すると，ディーゼル発電機が自動起動し，負荷に電源を供給する。

第 6－4 図非常用高圧母線を隔離した状態

33 条-1687予備変圧器一次側で発生する 1 相開放故障（過電流継電器（49）にて検知）(1)

1 相開放故障直前の状態
154kV 原子力１号線から予備変圧器，6.9kV２Ｅ高圧母線を経由し，非常用高圧母線を受電している状態を想定する。

第 7－1 図1 相開放故障直前の状態

33 条-169

(2)1 相開放故障直後の状態
予備変圧器の一次側で 1 相開放故障が発生すると，予備変圧器から受電していた複数の過負荷継電器（49）が動作する。2 台以上の電動機で過負荷継電器が動作している場合，非常用高圧母線の電圧を確認することにより，外部電源系にて 1 相開放故障を含めた異常が発生したことを検知可能である。

第 7－2 図1 相開放故障直後の状態

33 条-170

(3)1 相開放故障を隔離した状態
運転員の手動操作により，過負荷継電器（49）が動作した非常用高圧母線を外部電源系から隔離すると，当該非常用高圧母線の交流不足継電器（27）が動作する。

第 7－3 図故障箇所を隔離した状態

33 条-171

(4)非常用高圧母線を隔離した状態
交流不足継電器（27）の自動操作により非常用高圧母線を外部電源から隔離すると，非常用ディーゼル発電機が自動起動し，負荷に電源を供給する。

第 7－4 図非常用高圧母線を隔離した状態

33 条-1728予備変圧器一次側で発生する 1 相開放故障（交流不足電圧継電器（27）にて検知）(1)

1 相開放故障直前の状態
154kV 原子力１号線から予備変圧器，6.9kV２Ｅ高圧母線を経由し，非常用高圧母線を受電している状態を想定する。

第 8－1 図1 相開放故障直前の状態

33 条-173

(2)1 相開放故障直後の状態
予備変圧器の一次側で 1 相開放故障が発生すると，予備変圧器から受電していた複数の母線の交流不足継電器（27）が動作する。このことから運転員は予備電源変圧器にて 1 相開放故障を含めた異常が発生したことを検知可能である。

第 8－2 図1 相開放故障直後の状態

33 条-174

(3)非常用高圧母線を隔離した状態
交流不足継電器（27）の自動操作により，非常用高圧母線を外部電源から隔離すると，非常用ディーゼル発電機が自動起動し，負荷に電源を供給する。

第 8－3 図非常用高圧母線を隔離した状態

33 条-175別添 5

負荷状態に応じた保護継電器による検知方法

保護継電器による検知方法は
・1 相開放故障発生場所が起動変圧器一次側か予備変圧器一次側か・変圧器の負荷状態
・非常用高圧母線以下の負荷状態に応じて第１表の通り複数のパターンに分類される。

第１表

負荷状態に応じた検知方法の差異

変圧器の状態

非常用高圧母線
以下の負荷状態

重負荷
重負荷
軽負荷
軽負荷
無負荷

重負荷
軽負荷
重負荷
軽負荷
無負荷

起動変圧器一次側での 1 相開放故
障
１項参照
１項参照
２項参照
２項参照
３項参照

33 条-176

予備変圧器一次側での 1 相開放故
障
４項参照
５項参照
４項参照
５項参照
６項参照

1.

起動変圧器一次側の 1 相開放故障かつ起動変圧器が重負荷
各保護継電器での検知の可否を第 1－1 表に示す。

第 1－1 表保護継電器
交流不足継電器（27）過負荷継電器（49）

中性点過電流継電器（51）【参考】負荷への影響

各保護継電器での検知の可否
検知の可否

×
安定巻線の作用で変圧器二次側にほぼ平衡な電圧が誘起されることで，電圧が低下しないため，検知困難である。（ごく稀に検知可能な場合がある。）
×
安定巻線の作用で変圧器二次側にほぼ平衡な電流が流れることで，電流が増加しないため，検知困難である。（ごく稀に検知可能な場合がある。）○
起動変圧器一次側中性点に，過電流継電器（51）の整定値を上回る電流が流れるため，検知可能である。
○
過負荷継電器（49）の整定値を下回る過電流が流れるため，負荷への影響はない。
なお，電動機のすべりが増加し，電動機電流がさらに増加することにより過負荷継電器（49）が動作する場合や，交流電圧の低下に伴い交流不足継電器（27）が動作する場合がある。

33 条-1772.

起動変圧器一次側の 1 相開放故障かつ起動変圧器が軽負荷
各保護継電器での検知の可否を第 2－1 表に示す。

第 2－1 表保護継電器
交流不足継電器（27）過負荷継電器（49）

中性点過電流継電器（51）【参考】負荷への影響

各保護継電器での検知の可否
検知の可否

×
安定巻線の作用で変圧器二次側にほぼ平衡な電圧が誘起されることで，電圧が低下しないため，検知困難である。（ごく稀に検知可能な場合がある。）
×
安定巻線の作用で変圧器二次側にほぼ平衡な電流が流れることで，電流が増加しないため，検知困難である。（ごく稀に検知可能な場合がある。）
×
起動変圧器一次側中性点に，過電流継電器（51）の整定値を下回る電流が流れるため，検知困難である。
○
過負荷継電器（49）の整定値を下回る過電流が流れるため，負荷への影響はない。
なお，電動機のすべりが増加し，電動機電流がさらに増加することにより過負荷継電器（49）が動作する場合や，交流電圧の低下に伴い交流不足継電器（27）が動作する場合がある。

33 条-1783.

起動変圧器一次側の 1 相開放故障かつ起動変圧器が無負荷
各保護継電器での検知の可否を第 3－1 表に示す。

第 3－1 表保護継電器
交流不足継電器（27）過負荷継電器（49）
中性点過電流継電器（51）【参考】負荷への影響

4.

各保護継電器での検知の可否
検知の可否

×
安定巻線の作用で変圧器二次側にほぼ平衡な電圧が誘起されることで，電圧が低下しないため，検知困難である。
×
無負荷状態では過負荷継電器（49）が系統から切り離された状態となっているため，検知困難である。
×
起動変圧器一次側中性点に，ほとんど電流が流れないため，検知困難である。
○
系統から切り離された状態となっているため，影響ない。

予備変圧器一次側の 1 相開放故障かつ非常用高圧母線が重負荷
各保護継電器での検知の可否を第 4－1 表に示す

第 4－1 表保護継電器
交流不足継電器（27）過負荷継電器（49）
中性点過電流継電器（51）

各保護継電器での検知の可否

検知の可否
×
非常用高圧母線より下流に接続された電動機が変圧器二次側に逆電圧が誘起されることで，電圧が低下しないため，検知困難である。（ごく稀に検知可能な場合がある。）○
電動機負荷に過負荷継電器（49）の整定値を上回る電流が流れるため，検知可能である。
×
起動変圧器一次側中性点に電流が流れないため，検知困難である。

33 条-1795.

予備変圧器一次側の 1 相開放故障かつ非常用高圧母線が軽負荷
各保護継電器での検知の可否を第 5－1 表に示す。

第 5－1 表保護継電器
交流不足継電器（27）過負荷継電器（49）
中性点過電流継電器（51）【参考】負荷への影響

6.

各保護継電器での検知の可否
検知の可否

×
非常用高圧母線より下流に接続された電動機が変圧器二次側に逆電圧が誘起されることで，電圧が低下しないため，検知困難である。（ごく稀に検知可能な場合がある。）
×
電動機負荷に過負荷継電器（49）の整定値を下回る電流が流れるため，検知困難である。
×
起動変圧器一次側中性点に電流が流れないため，検知困難である。
○
過負荷継電器（49）の整定値を下回る過電流が流れるため，負荷への影響はない。
なお，電動機のすべりが増加し，電動機電流がさらに増加することにより過負荷継電器（49）が動作する場合や，交流電圧の低下に伴い交流不足継電器（27）が動作する場合がある。

予備変圧器一次側の 1 相開放故障かつ非常用高圧母線が無負荷
各保護継電器での検知の可否を第 6－1 表に示す。

第 6－1 表保護継電器
交流不足継電器（27）過負荷継電器（49）
中性点過電流継電器（51）【参考】負荷への影響

各保護継電器での検知の可否
検知の可否○
欠相に電圧が誘起されず，交流不足継電器（27）の整定値より電圧が低下するため，検知可能である。
×
無負荷状態では過負荷継電器（49）が系統から切り離され状態となっているため，検知困難である。
×
起動変圧器一次側中性点に電流が流れないため，検知困難である。
○
系統から切り離された状態となっているため，影響ない。

33 条-180別添 6

非常用電源設備の配置の基本方針について

非常用電源設備は，区分ごとに区画された部屋に設置し，主たる共通要因（地震，津波，火災，溢水）に対し，頑健性を有している。

電気設備を配置するうえでの基本的なコンセプトは，以下のとおりである。
地震，津波，火災，溢水に対する頑健性を確保する配置
同じ機能を有する設備は運転性，保守性に配慮し，集中配置

電気設備は新設する防潮堤により，津波からの被害を防ぎ，地震に対しては耐震性の高い設備を配置する。電気設備の配置図は，第 2.3.1.1－1 図～第2.3.1.1－5 図のとおりであり，上記の基本的なコンセプトを満足する設計とする。

33 条-181

別添 7

東海第二発電所

運用，手順説明資料
保安電源設備33 条-182

第 33 条３

保安電源設備（追加要求事項）

保安電源設備（安全施設へ電力を供給するための設備をいう。）は，電線路，発電用原子炉施設において常時使用される発電機及び非常用電源設備から安全施設への電力の供給が停止することがないよう，機器の損壊，故障その他の異常を検知するとともに，その拡大を防止するものでなければならない。

【解釈】
第３項に規定する「安全施設への電力の供給が停止することがない」とは，重要安全施設に対して，その多様性を損うことがないように，電気系統についても系統分離を考慮して母線が構成されるとともに，電気系統を構成する個々の機器が信頼性の高いものであって，非常用所内電源系からの受電時等の母線の切替操作が容易なことをいう。なお，上記の「非常用電源系」とは，非常用所内電源設備（非常用ディーゼル発電機及びバッテリ等）及び工学安全施設を含む重要安全施設への電力供給（非常用母線スイッチギヤ及びケーブル等）をいう。
第 3 項に規定する「機器の損壊，故障その他の異常を検知するとともに，その拡大を防止する」とは，電気系統の機器の短絡，地絡又は母線の定電圧若しくは過電流を検知し，遮断器等により故障箇所を隔離することによって，故障による影響を局所化できるとともに，他の安全機能への影響を限定できることをいう。また，外部電源に直接接続している変圧器の一次側において 3 相のうちの 1 相の電路の開放が生じた場合にあっては，安全施設への電力の供給が不安定になったことを検知し，故障箇所の隔離又は非常用母線の接続変更その他の異常の拡大を防止する対策（手動による対策を含む。）を行うことによって，安全施設への電力供給が停止することがない
ように，電力供給の安定性を回復できることをいう。

系統分離を考慮して母線が構成され
ていること

工

開閉所は系
統分離を考
慮し構成す
る。

電気系統を構成する個々の機器が信頼性の高いもの工
所内電源設備は系統分離を考慮し母線を構成する。

異常を検知し，故障箇所を隔離することによって，故障による影響を局所化する。

工
保護装置により，異常を検知した場合には，遮断器により故障箇所を隔離し，他の安全機能への影響を限定する。

工
送電線，母線等
は多重化を実施することで信頼性を高める。

母線切替が容易なこと

工
重要安全施設が機能を維持するために必要な電力を供給する。

工
非常用所内母線の低電圧を検知し，自動で受電切替が実施できる構成とする。

変圧器の一次側において 1 相の電路の開放が生じた場合にあっては，安全施設への電力の供給が不安定になったことを検知し，故障箇所の隔離又は非常用母線の接続変更その他の異常の拡大を防止（手動操作による対策含む）
工
気中に露出した架線接続部については，毎日実施する巡視点検により 1 相開放故障を検知する。検知した場合は，手動にて故障箇所を隔離し，受電切替を行う。

工
ＧＩＳ，変圧器での故障は保護装置により異常を検知し，検視した
場合は故障箇所を隔離し，受電切替を行う。

【後段規制との対応】【添付六，八への反映事項】
工：工認（基本設計方針，添付書類）：添付六，八に反映
保：保安規定（運用，手順に係る事項，下位文書含む）
当該条文に該当しない
核：核防規定（下位文書含む）（他条文での反映事項他）

33 条-183

４

設計基準対象施設に接続する電線路のうち少なくとも二回線は，それぞれお互いに独立したものであって，当該設計基準対象施設において受電可能なものであり，かつ，
それにより当該設計基準対象施設を電力系統に連系するものでなければならない。

【解釈】
第４項に規定する「少なくとも二回線」とは，送受電可能な回線又は受電可能の回線の組み合わせにより，電力系統と非常用所内配電設備とを接続する外部電源受電回路を２つ以上設けることにより達成されることをいう。
第４項に規定する「互いに独立したもの」とは，発電用原子炉施設に接続する電線路の上流側の接続先において１つの変電所又は開閉所のみに連系し，当該変電所又は開閉所が停止することにより当該発電用原子炉施設に接続された送電線が全て停止する事態にならないことをいう。

外部電源受電回路を 2 つ以上設けること

１つの変電所又は開閉所のみに連系し，当該変電所又は開閉所の停止により，送電線が全て停止する事態にならないこと。

工

工

東海第二発電所は，275kV 東海
原子力線 2 回線及び 154kV 原
子力１号線 1 回線の合計 3 回
線にて電力系統に連系している。

５275kV 東海原子力線 2 回線の 1 ルートで東海
第二発電所より約 17km 離れた那珂変電所に接続され，154kV 原子力１号線の 1 ルートで約9km 離れた茨城変電所に接続される。

前項の電線路のうち少なくとも一回線は，設計基準対象施設において他の回線と物理的に分離して受電できるものでなければならない。

【解釈】
第 5 項に規定する「物理的に分離」とは，同一の送電線鉄塔等に架線されていないことをいう。

少なくとも 1 回線が，同一の送電鉄塔等に架線されておらず，受電できること。

工東海第二発電所に接続している 275kV 東海原子力線，及び 154kV 原子力１号線のそれぞれに送電鉄塔を備えており，物理的に分離した設計とされている。

工
大規模な盛土の崩壊，大規模な地すべり，急傾斜の崩壊による被害の最小化を図るため，鉄塔基礎の安定性を確保するとともに，長幹支持碍子を用いたすべての長幹支持碍子に免震装置を取り付け，
耐震性能の強化を図る等，信頼度の高い設計とされている。

33 条-184

６

設計基準対象施設に接続する電線路は，同一の工場等の二以上の発電用原子炉施設を電力系統に連系する場合には，いずれの二回線が喪失した場合においても電力系統か
らこれらの発電用原子炉施設への電力の供給が同時に停止しないものでなければなら
ない。

【解釈】
第 6 項に規定する「同時に停電しない」とは，複数の発電用原子炉施設が設置されている原子力発電所の場合，外部電源が 3 回線以上の送電線で電力系統と接続されることにより，いかなる２回線が喪失しても複数の発電用原子炉施設が同時に外部電源喪失に至らないよう各発電用原子炉施設にタイラインで接続する構成であることをいう。なお，
上記の「外部電源」とは，外部電源（電力系統）に加えて当該発電用原子炉施設の主発電機からの電力を発電用原子炉施設に供給するための一連の設備をいう。また，開閉所及び当該開閉所から主発電機側の送受電設備は，不当沈下または傾斜等が起きないような十分な支持性能をもつ地盤に設置されるとともに，碍子及び遮断器等は耐震性の高いものが使用されること。さらに，津波に対して隔離又は防護するとともに，塩害を考慮したものであること。

工いかなる 2 回線が喪失
しても複数の発電用原子炉施設が同時に外部電源喪失に至らないよ
う各発電用原子炉施設にタイラインで接続する構成であること。

東海第二発電所
は単一の発電用
原子炉施設である。

工開閉所及び当該開閉所から主発電機側の送受電設備は，不当沈下又は傾斜等が起きないような十分な支持性能をもつ地盤に設置されるとともに，碍子及び遮断器等は耐震性の高いものが使用されること。

開閉所及び洞道は，十分な支持性能を確保した直接
基礎構造もしくは
杭基礎構造である。

遮断器は，重心が低く耐震性の高いガス絶縁開
閉装置及びガス
遮断器を採用する。

33 条-185

工
津波に対して隔離又は防護するとともに，塩害を考慮したものであること。

津波による越流対策として，防潮堤を設置する。

塩害を考慮し碍子洗浄を操
作を実施す
る。

７

非常用電源設備及びその付属設備は，多重性又は多様性を確保し，及び独立性を確保し，その系統を構成する機械又は器具の単一故障が発生した場合であっても，運転時の異常な過渡変化時又は設計基準事故時において工学的安全施設及び設計基準事故に対処するための設備がその機能を確保するために十分な容量を有するものでなければ
ならない。

【解釈】
第 7 項に規定する「十分な容量」とは，７日間の外部電源喪失を仮定しても，非常用ディーゼル発電機等の連続運転により必要とする電力を供給できることをいう。非常用ディーゼル発電機等の燃料を貯蔵する設備（耐震重要度分類Ｓクラス）は，７日分の連続運転に必要な容量以上を敷地内に貯蔵できるものであること。

非常用電源設備及びその付属設備の多重性又は多様性を確保し，及び独立性を確保

非常用ディーゼル発電機等の燃料を貯蔵する設備（耐震重要度分類Ｓクラス）は，７日分の連続運転に必要な容量以上を敷地内に貯蔵できるものであること。

非常用電源設備の多重性及び独立性を確保し，単一故障発生時の機能を確保する。

工ディーゼル発電機及びその付属設備は，多重性及び独立性を考慮。
必要な容量のものを３台備え，各々非常用所
内高圧母線に接続している
８

工
蓄電池及びその付属設備
は，３系統が各々別の場
所に設置されており，多重性及び独立性を確保している。

工7 日間の外部電源喪失を仮定しても，連続運転により必要とする電力を供給できるよう，7 日分の容量以上の燃料を敷地内の軽油貯蔵タンクに貯蔵する設計とする。

設計基準対象施設は，他の発電用原子炉施設に属する非常用電源及びその付属設備から受電する場合には，当該非常用電源設備から供給される電力に過度に依存しないものでなければならない。

【解釈】
第 8 項に規定する「他の発電用原子炉施設に属する非常用電源設備及びその付属設備から受電する場合」とは，発電用原子炉施設ごとに，必要な電気容量の非常用電源設備を設置した上で，安全性の向上が認められる設計であることを条件として，認められ得る
非常用電源設備の共用をいう 。

非常用電源設備を共用する場合，過度に依存しないものでなければならない。

設計基準事故において，発電用原子炉施設に属する非常用電源設備及びその付属設備は，原子炉毎に単独で設置し，他の原子炉施設と供用しない設計とする。

東海第二発電所は単一の発電用原子炉施設である。

33 条-186

表１（１/４）

技術的能力に係る運用対策等（設計基準）

設置許可基
対象項目

区分

運用対策等

運用・手順

―

体制

―

保守・点検

―

教育・訓練

―

運用・手順

―

送電線，母線

体制

―

等の多重化

保守・点検

―

教育・訓練

―

運用・手順

―

重要安全施設体制―

への電力供給

保守・点検

―

教育・訓練

―

運用・手順

―

受電系統の

体制

―

自動切替

保守・点検

―

教育・訓練

―

運用・手順

―

保護装置によ体制―る異常の検知

保守・点検

―

教育・訓練

―

準対象条文

開閉所設備，
所内電気設備の系統分離

第 33 条
保安電源
設備

33 条-187

表１（２/４）

技術的能力に係る運用対策等（設計基準）

設置許可基
対象項目

区分

運用対策等

運用・手順

―

保護装置によ体制―る異常の検知

保守・点検

―

教育・訓練

―

運用・手順

・変圧器一次側において 1 相開放を検知した場合，故障箇所の隔離又は非常用母線を健全な電源から受電できるよう切替を実施する。
・1 相開放故障が検知されない状態において，安全系機器に悪影響が生じた場合にも，運転員がそれを認知し，適切な対応を行えるよう手順書等を整
備する。

保安電源

体制

―

設備

保守・点検

―

教育・訓練

―

運用・手順

―

故障箇所の隔体制―

離，受電切替

保守・点検

―

教育・訓練

―

275kV 送電線

運用・手順

―

2 回線及び

体制―

154kV 送電線

保守・点検

―

1 回線

教育・訓練

―

準対象条文

電流不平衡の監視又は開閉所碍子の巡視第 33 条点検

33 条-188表１（３/４）

技術的能力に係る運用対策等（設計基準）

設置許可基
対象項目

区分

運用対策等

運用・手順

―

送電線の物理

体制

―

的分離

保守・点検

―

教育・訓練

―

運用・手順

―

体制

―

保守・点検

―

教育・訓練

―

運用・手順

―

地盤（十分 な

体制

―

支持性能）

保守・点検

―

教育・訓練

―

遮断器（ガス

運用・手順

―

絶縁開閉装

体制

―

置，ガス遮断

保守・点検

―

器）

教育・訓練

―

運用・手順

―

体制

―

保守・点検

―

教育・訓練

―

準対象条文

鉄塔基礎の安定性，碍子の
耐震性強化

第 33 条保安電源
設備

地盤（津波の影響をうけない防潮堤）

33 条-189表１（４/４）

技術的能力に係る運用対策等（設計基準）

設置許可基
対象項目

区分

運用対策等

運用・手順

・電気設備の塩害を考慮し，定期的に碍子洗浄操作を実施する。
・また，碍子の汚損が激しい場合
は，臨時に碍子洗浄操作を実施
する。

体制

―

保守・点検

―

教育・訓練

―

運用・手順

―

体制

―

保守・点検

―

教育・訓練

―

運用・手順

―

蓄電池の多重体制―

性及び独立性

保守・点検

―

教育・訓練

―

運用・手順

―

体制

―

保守・点検

―

教育・訓練

―

準対象条文

碍子洗浄

ディーゼル発第 33 条電機の多重性

保安電源

及び独立性

設備

7 日分の容量以上の燃料貯蔵，燃料輸送33 条-190