平成30年 1月10日
資料番号 C-3-17 改0

東海第二発電所
新規制基準への適合性に係る主な変更点について

平成３０年１月
日本原子力発電株式会社
11．はじめに平成29年11月8日に提出した設置変更許可申請書の一部補正時点から，更なる検討の結果を踏まえ，申請書及びまとめ資料に反映する下記事項について説明を行う。
また，隣接事業所敷地関連の合意文書に係わる，隣接事業所との協議の状況を報告する。
項目

説明内容

頁

6条 外部事象

外部事象から防護する施設について

Ｐ３

6条 外部事象（竜巻）

隣接事業所からの飛来物対策の追加について

Ｐ４〜Ｐ５

6条 外部事象（落雷）落雷評価における最新観測値の反映について

Ｐ６

9条 溢水による損傷の防止等

施設定期検査期間中の原子炉棟６階に対する溢水対応
方針についてＰ７〜Ｐ１１

12条 安全施設

東海発電所との共用設備の整理について

Ｐ１２〜Ｐ１３24条 安全保護回路

安全保護回路の一部に使用されるデジタル機器の設計方針明確化について

Ｐ１４

27条 放射性廃棄物の処理施設

廃棄物処理棟設備一部撤去に伴う運用変更について

Ｐ１５〜Ｐ１８33条 保安電源設備

外部電源送電鉄塔の近接箇所について

敷地関連

敷地境界線、周辺監視区域の変更（被ばく評価含む）

隣接事業所敷地関連

隣接事業所敷地の管理等の対応状況について

Ｐ１９
Ｐ２０〜追而
Ｐ２２2

２．外部事象から防護する施設について○外部事象から防護する施設を，安全機能を確保する施設（外部事象防護対象施設），内包する施設を防護する施設（外部事象防護対象施設を内包する建屋），その他の施設に区分○防護対象施設と評価対象施設（波及的影響を及ぼし得る施設を含む）を明確化○安全評価上期待するクラス3に属する構築物，系統及び機器を，外部事象防護対象施設として抽出（以下，構築物，系統及び機器を「SSC」という。）

【変更前】

【変更後】

変更後においても，評価結果・対策内容に変更なし
3３．隣接事業所からの飛来物対策の追加について（１／２）
東海第二発電所南方の隣接事業所敷地内植生管理エリアは，傾斜地であり物品配置には適さない
地形※であるが，隣接事業所敷地内では物品管理（固縛，固定若しくは避難）が不要であることをより確実に担保するために，フェンス等の設置により物品の配置を不可能とする措置を追加する。
※次頁参照

N

：飛来物の衝突を許容できる，使用済燃料乾式貯蔵建屋の外壁防潮堤

このエリアからの飛来物は，使用済燃料乾式貯蔵建屋の面以外に到達しないので，飛来物管理は不要。

：物品配置を不可能とする措置の実施
エリア（植生管理エリアと同一）
使用済燃料乾式貯蔵建屋の西側壁面への森林

飛来物到達の可能性があるエリア（）を含むエリア全体をフェンス等で囲い，物品の配置を不可能とする。

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３．隣接事業所からの飛来物対策の追加について（２／２）
前ページ※：
植生管理エリアへの物品配置について
・植生管理エリアは傾斜地であり，そのうち，特に車両等の配置を避ける必要があるエリア（前ページ図の部）については，「駐車場設計・施工指針」に定める勾配制限（12%以下が望ましい）を超える様な急勾配となっており，駐車場等の用途に適した場所ではない。
・また，植生伐採後の地面には整地等を行わず，物品配置を考慮した設計とはしない。

○フェンス等の設置イメージ
植生管理エリア全域をフェンス等で囲うことで，同エリア内への物品の侵入を不可能とする。

使用済燃料
乾式貯蔵建屋当社敷地
植生管理エリア

防潮堤

侵入防止壁（フェンス等）

隣接事業所
敷地

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４．落雷評価における最新観測値の反映について○ 他条との横並びの観点から、設計雷撃電流値設定の基本方針として観測記録の極値を考慮し追加○ 最新データの拡充・反映（1998年8月からの約15年間 ⇒ 1998年8月から約19年間 の観測データ）
【変更前】

【変更後】

（１） 基本方針（２−１）を参照するとともに（２−２）を評価・確認のうえ設定（１） 基本方針（１−１）を参照するとともに（１−２）を評価・確認のうえ設定

100kA（発変電所の耐雷設計ガイド）

100kA（発変電所の耐雷設計ガイド）

150kA（消防庁通知）150kA（消防庁通知）（１−１）規格・基準類（１−２）観測記録による年超過確率評価（年超過頻度10-4／年値）（１−１）規格・基準類

400kA（リスク評価を参照し設定した年超過頻度10-4／年値、1998年8月から2017年11月までの観測データ）

220kA（1998年8月から2013年3月までの観測データ）（１−２）観測記録による極値

131kA（1998年8月から2017年11月までの観測データ）

設計雷撃電流値として220kAを設定（２） 評価結果
設計雷撃電流値220kAに対する重要安全施設への雷サージ影響を確認
評価対象設備（代表記載）

電源回路・制御回路

原子炉
建屋内（ａ）雷サージ
電圧（V）（ｂ）雷サージ耐電圧（V）

評価（（ａ）＜（ｂ））

440

4,000

影響なし

設計雷撃電流値として400kAを設定（２） 評価結果
設計雷撃電流値400kAに対する重要安全施設への雷サージ影響を確認
評価対象設備（代表記載）

電源回路・制御回路

原子炉
建屋内（ａ）雷サージ
電圧（V）（ｂ）雷サージ
耐電圧（V）

評価（（ａ）＜（ｂ））

800

4,000

影響なし変更後においても、評価結果・対策内容に変更なし
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５．施設定期検査期間中の原子炉棟６階に対する溢水対応方針について（１／５）
１．基本方針の見直し【変更前】 （審査会合2017年8月）•原子炉建屋内の溢水滞留は，最下層のみ。
停止時のドライヤセパレータプール等のスロッシング対応が必要【変更後】•原子炉棟６階で施設定期検査期間中に発生する溢水を，流下させないための以下の対応を追加①原子炉棟６階の床ドレンファンネルについて，施設定期検査期間中のみ閉止する運用に変更②大物搬入口他の開口部の止水対策を追加（溢水拡大防止堰の高さ変更）【変更理由】
・施設定期検査期間中の原子炉ウェルとドライヤセパレータプールは，遮蔽プラグやハッチが開放される状態となることから，通常運転時と比較して開口部が拡大する状況となる。このため，施設
定検査期間中におけるスロッシングのような大量の溢水を想定した場合は，評価においても，プール外周部の堰を超える範囲については，プール側に溢水が戻る想定とする。
また、他の階層での溢水評価に影響を与えないよう，施設定期検査期間は原子炉棟６階で発生する溢水を流下させない対応とする。
・設置許可基準規則等の見直しにより，ドライヤセパレータプールのスロッシング想定が明記されたため，設置変更許可申請及び工事計画認可における対応範囲を明確にしたもの。
◆ 溢水滞留に係る一部エリア（原子炉棟６階）の方針変更を行うが，その他評価及び対策に変更はなし◆ 床ドレンファンネルの閉止運用期間については，原子炉ウェル満水及びドライヤセパレータプール満水の期間とする。標準的な作業工程を考慮した場合，約40日程度。
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５．施設定期検査期間中の原子炉棟６階に対する溢水対応方針変更について（２／５）
２．ドライヤセパレータプール等のスロッシングに伴う溢水影響評価について
2.1 スロッシングによる溢水量の評価方法
原子炉棟の原子炉ウェル及びドライヤセパレータプールを評価対象とし，速度ポテンシャル理論による簡易評価により溢水量を算定する

矩形の場合

円筒形の場合8

５．施設定期検査期間中の原子炉棟６階に対する溢水対応方針変更について（３／５）
2.2 スロッシングによる溢水量の評価結果
スロッシング評価結果

基準地震動のうち各最大値がSs-13
スロッシングによる溢水水位

2.3 スロッシング対策

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５．施設定期検査期間中の原子炉棟６階に対する溢水対応方針変更について（４／５）
2.4 スロッシングによる溢水対策◆ 溢水拡大防止堰（高さ0.4m）の上に0.3mの止水板を設置◆ 原子炉ウェル及びドライヤセパレータプールのスロッシン
グによる溢水のおそれがある期間は，西側床ドレンファンネルを閉止する運用を実施

溢水拡大防止堰への止水板設置概要図

・止水板の設置は，工認の基本方針にて明記するとともに，工認の計算書に強度・耐震及び止水機能について示す。
・止水板取り付け時は，寸法管理にて止水機能を維持することを，モックアップ試験にて示す。

床ドレンファンネルの閉止例

2.5 スロッシング水の滞留対策について
・使用済燃料プール及びドライヤセパレータプール
外周部には異物混入防止を目的とした堰（高さ約0.1m）が設置されているが，溢水がプール側に流入するよう，堰の一部を切欠く対策を実施する
・仮に閉塞を想定した場合の排水作業も考慮する

スロッシングを想定した物品の固定や保管管理について「異物混入防止管理」に追加する
プール堰の変更概要
10５．施設定期検査期間中の原子炉棟６階に対する溢水対応方針変更について（５／５）
2.6 止水板の設計について
原子炉棟の原子炉ウェル及びドライヤセパレータプールを対象として，速度ポテンシャル理論による簡易評価により溢水量を算定した。この算定においては，保守的に評価を実施したことから，後段規制の段階で３次元流体解析による詳細評価を実施し，溢水量に応じて，止水板設置の必要性を確認し，必要がある場合は止水板高さの最適化を図ることとする。

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６．東海発電所との共用設備の整理について（１／２）
安全施設の共用（12条7項）に関して，東海発電所と共用している設備として以下を明記した。
＜共用している安全施設(重要安全施設を除く｡）＞① 固体廃棄物処理系設備の一部② 所内ボイラ設備，所内蒸気系の設備③ 給水処理系設備の一部④ 緊急時対策所⑤ 通信連絡設備⑥ 放射線監視設備⑦ 消火設備の一部これらの安全施設については，いずれも必要な容量を有した設計とするなど，共用により原子炉施設の安全性に影響を与えることがないものであることを確認している。
なお，共用または相互接続している重要安全施設はない。
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６．東海発電所との共用設備の整理について（２／２）
共用している安全施設
固体廃棄物処理系のうち，セメント混練固化装置，雑固体廃棄物焼却装置，雑固体減容処理設備，固体廃棄物貯蔵庫及び固体廃棄物作業建屋

安全機能の重要度

共用により安全性を損なわないことの説明

ＰＳ−３

東海発電所と共用とするが，その処理量は東海第二発電所及び東海発電所における合計の予想発生量を考慮することで安全性を損なわない設計とする。

ＰＳ−３

東海発電所と共用とするが，必要な容量をそれぞれ確保するとともに，接続部の弁を閉操作することにより隔離できる設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。

ＰＳ−３

東海発電所と共用とするが，必要な容量をそれぞれ確保するとともに，接続部の弁を閉操作することにより隔離できる設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。

ＭＳ−３

東海発電所と共用とするが，東海発電所と同時発災時に対応するために必要な機能及び居住性をする設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。

所内ボイラ設備及び所内蒸気系

給水処理系のうち，ろ過水貯蔵タンク，多目的タンク及び純水貯蔵タンク
緊急時対策所

通信連絡設備のうち無線連絡設備（固定型），無線連絡設備（携帯型），衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型），電力保安通
信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ），テレビ会議システ
ム（社内），統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ−ＦＡＸ），加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）及び専用電話設備（ホットライン）（地方公共団体向）放射線監視設備のうち固定モニタリング設備，気象観測設備，放射能観測車及び環境試料測定設備

ＭＳ−３

ＭＳ−３

東海第二発電所及び東海発電所の共通の対象である発電所周辺の放射線等を監視，測定するために必要な仕様を満足する設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。

ＭＳ−３

東海第二発電所及び東海発電所の共通の対象である管理区域の出入管理及び被ばく線量の監視をするために必要な仕様を満足する設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。

ＭＳ−３

東海発電所と共用とするが，必要な容量をそれぞれ確保するとともに，発電用原子炉施設間の接続部の弁を閉操作することにより隔離できる設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。

放射線監視設備のうち出入管理室

消火系のうち構内消火用ポンプ，ディーゼル駆動構内消火ポン
プ，原水タンク

東海発電所と共用とするが，東海発電所で同時に通信・通話するために必要な仕様を満足する設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。

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７． 安全保護回路の一部に使用されるデジタル機器の設計方針明確化について不正アクセスによる電子計算機（デジタル演算処理部）への被害防止のための設計方針として以下の通り明確化した。
・盤の施錠等によりハードウェアを直接接続させない。
・安全保護回路の信号は一方向（送信機能のみ）通信に制限し、外部ネットワークへは防護装置（片方向のみの通信を許可する装置）を介して伝送する。
・固有のプログラム言語の使用による一般的なコンピュータウイルスが動作しない環境とする。
・設計，製作，試験及び変更管理の各段階で検証と妥当性の確認がなされたソフトウェアを使用する。
・発電所での出入管理による物理的アクセスの制限により不正な変更等による承認されていない動作や変更を防止する。
デジタル演算処理部

安全保護系構成概略図

14８．廃棄物処理棟設備一部撤去に伴う運用変更について（１／４）
原子炉建屋廃棄物処理棟内の現在休止状態となっている次に掲げる処理設備を撤去し，新規SA設備の設置予定スペースを確保する。なお，「実用発電用原子炉及びその付属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規則」第二十七条（放射性廃棄物の処理施設）及び第二十八条（放射性廃棄物の貯蔵施設）の基準への適合性に影響を及ぼさない。
固化装置（セメント固化式）
濃縮廃液，使用済樹脂及び廃スラッジをセメント混練し，ドラム缶へ充填する装置
助材型ろ過装置（機器ドレン処理系，床ドレン処理系共に同型）
フィルタにより，非溶解性の粒子を除去する装置
廃棄物

濃縮廃液

使用済粉末樹脂

使用済粒状樹脂

処理・貯蔵に係る現設計(a) 濃縮廃液貯蔵タンクに貯蔵し放射能を減衰させた
後，乾燥・造粒し，セメント混錬固化（第二十七条）(b) 貯蔵後し，減衰後，固化装置（セメント固化式）により固化（第二十七条）(a) 使用済粉末樹脂タンクに貯蔵（第二十八条）(b) 使用済粉末樹脂貯蔵タンクに貯蔵し減衰させた後，固化装置（セメント固化式）で固化材と混合しドラム缶内に固化し，固体廃棄物貯蔵庫に貯蔵保管する。
（第二十七条，第二十八条）(a) 使用済樹脂タンクに貯蔵 （第二十八条）(b) 使用済樹脂貯蔵タンクに貯蔵し放射能を減衰させた後，雑固体焼却設備で焼却する。（第二十七条，第二十八条）(c) 固化装置（セメント固化式）で固化材と混合しドラム缶内に固化し，固体廃棄物貯蔵庫に貯蔵保管する。
（第二十七条，第二十八条）

撤去設備

固化装置（セメント固化式）

固化装置（セメント固化式）

固化装置（セメント固化式）

影響確認
結果

上記(a)に係る設計を変更しないため，基準への適合性に影響を及ぼさない。

上記(a)に係る設計を変更しないため，基準への適合性に影響を及ぼさない。

上記(a) 及び(c)に係る設計を変更しないため，基準への適合性に影響を及ぼさない。

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８．廃棄物処理棟設備一部撤去に伴う運用変更について（２／４）
廃棄物

助材型ろ過装置から発生する廃スラッジ（機器ドレン処理系）

処理・貯蔵に係る現設計(a) 廃液スラッジ貯蔵タンクに貯蔵 （第二十八条）(b) 廃液スラッジ貯蔵タンクに貯蔵し，放射能を減衰させた後，雑固体焼却設備で焼却（第二十七条，第二十八条）(c) 固化装置（セメント固化式）で固化材（セメント）と混合してドラム缶内に固化し，固体廃棄物貯蔵庫に貯蔵保管する （第二十七条，第二十八条）(a) クラッドスラリタンクに貯蔵 （第二十八条）(b) クラッドスラリタンクに貯蔵し放射能を減衰させた後，固化装置（セメント固化式）で固化材（セメント）と混合してドラム缶内に固化し，固体廃棄物貯蔵庫に貯蔵保管する （第二十七条，第二十八条）

撤去設備

固化装置（セメント固化式）

固化装置（セメント固化式）

影響確認
結果

上記(a)及び(b)に係る設計を変更しないため，基準への適合性に影響を及ぼさない。

上記(a)に係る設計を変更しないため，基準への適合性に影響を及ぼさない。

廃棄物

助材型ろ過装置から発生する廃スラッジ（床ドレン処理系）

非助材型ろ過装置から発生する廃スラッジ

機器ドレン廃液

床ドレン廃液処理・貯蔵に係る現設計(a) 床ドレンスラッジ貯蔵タンクに貯蔵 （第二十八条）(b) 床ドレンスラッジ貯蔵タンクに貯蔵し，放射能を減衰させた後，雑固体焼却設備で焼却（第二十七条，第二十八条）(c) 固化装置（セメント固化式）で固化材（セメント）と混合してドラム缶内に固化し，固体廃棄物貯蔵庫に貯蔵保管する （第二十七条，第二十八条）(a) 電磁ろ過機及び超ろ過機（透過膜式）からなる非助材型ろ過装置による処理 （第二十七条）(b) 助材型ろ過装置による処理 （第二十七条）(a) 再生廃液処理系に移送し濃縮処理（第二十七条）(b) 助材型ろ過装置による処理 （第二十七条）

撤去設備

固化装置（セメント固化式）

助材型ろ過装置

助材型ろ過装置

上記(a)及び(b)に係る設計を変更しないため，基準への適合性に影響を及ぼさない。

上記(a)に係る設計を変更しないため，基準への適合性に影響を及ぼさない。

上記(a) に係る設計を変更しないため，基準への適合性に影響を及ぼさない。

影響確認結果16

８．廃棄物処理棟設備一部撤去に伴う運用変更について（３／４）
タンク
使用済樹脂貯蔵タンク（A）
使用済樹脂貯蔵タンク（B）
使用済樹脂貯蔵タンク（C）
使用済粉末樹脂貯蔵タンク（A）

タンク容量(m3)
約130

約250約250

約140

H28年度末貯蔵量(m3)
約120

約180

約80

約80

保管廃棄物

今後の発生予想量

・復水脱塩器から発生する
使用済粒状樹脂

69.3m3/5年(復水脱塩器10塔分)
樹脂の性能劣化を考慮し約5サイクルで交換する計画
7 m3/5年
樹脂の性能劣化を考慮し約5サイクルで交換する計画

・機器ドレン処理系脱塩装置から発生する使用済粒状樹脂

廃止措置開始までのタン
ク容量に対する裕度タンクが満杯になる前に焼却し，容量を確保する。
タンクが満杯になる前に焼却し，容量を確保する。

・凝縮水脱塩器から発生する使用済粒状樹脂

タンクが満杯になる前に0.5m3/年
樹脂の性能劣化に伴い交換（過 焼却し，容量を確保する。
去実績より算出）

・原子炉冷却材浄化系脱塩装置 から発生する使用済粉末樹脂
・燃料プール冷却材浄化系
脱塩装置から発生する使用済粉末樹脂・助材型ろ過装置から発生する廃スラッジ

3.6 m3/年
樹脂の性能劣化に伴い交換。
過去実績より算出。

十分な裕度あり

十分な裕度あり

使用済粉末樹脂貯蔵タンク（B）

約140

約50

廃液スラッジ
貯蔵タンク（A）

約1600

廃液スラッジ 貯蔵タンク（B）

約160

約110

床ドレンスラッジ
貯蔵タンク

約110

約2

・助材型ろ過装置から発生する廃スラッジ

助材型ろ過装置（床ドレン系）の 十分な裕度あり
撤去により発生しない

クラッドスラリタンク（A）

約250

約3・非助材型ろ過装置から発生する廃スラッジ

クラッドスラリタンク（B）

0.1 m3/年
非助材型ろ過装置性能低下に伴い洗浄。過去実績より算出。

約250

約3

助材型ろ過装置（機器ドレン系） 十分な裕度ありの撤去により発生しない

十分な裕度あり
十分な裕度あり17

８．廃棄物処理棟設備一部撤去に伴う運用変更について（４／４）
撤去する休止設備の設置場所
助材型ろ過装置（床ドレン処理系）

助材型ろ過装置（機器ドレン処理系）

アウトドラムミキサー
スラッジコンベヤ

赤：助材型ろ過装置
青：固化装置（セメント固化式）

ドラム充填エリア
ドラムコンベヤ18

９．外部電源送電鉄塔の近接箇所について電線路の物理的分離（33条 第5項）に関しては，鉄塔基礎の安定性及び電線路間の必要な絶縁距離により確保する設計としていたが，これらに加え，万が一の鉄塔倒壊も想定して鉄塔間の水平距離を確保する設計とする。
・鉄塔間の近接箇所については，154kV原子力1号線No5鉄塔を275kV東海原子力線No2鉄塔の倒壊範囲外へ移設することにより， 仮に1つの鉄塔が倒壊しても，すべての送電線が同時に機能喪失しない水平距離を確保する設計とする。
・鉄塔の移設場所は2018年3月末頃までに決定する予定である。

第１図 外部電源送電線ルート

第２図 発電所敷地周辺の鉄塔配置
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１０．敷地境界線・周辺監視区域の変更について（１／２）
東海第二発電所の敷地面積については，可搬型設備保管場所，緊急時対策所，防潮堤，防火帯の設置及びアクセスルート設定に伴い，従来からの敷地（約26万ｍ３）より新たに，原電所有地（約38万ｍ３）及び隣接事業所より権利を取得する土地（約11万ｍ３ ）を加えることで約75万ｍ３に変更となる。

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１０．敷地境界線・周辺監視区域の変更について（２／２）
被ばく評価については追而

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１１．隣接事業所敷地の管理等の対応状況について○新規制基準適合性に係る隣接事業所の敷地に関する当社の対応については，相手先と敷地管理等の合意内容に係る文書の取り交わしを行うことで進めている。

○以下の①〜④については，合意内容について相手先のコメントを反映して文書案を調整中である。
番号

種別内

容

①

隣接事業所
敷地の管理

森林火災による防潮堤の熱影響防護等のための植生の管理

②

隣接事業所
敷地の管理

竜巻による飛来物発生防止のための車両等の配置禁止の措置

③

隣接事業所
敷地の情報入手

津波による漂流物評価のための工事・作業に伴う仮設物等の情報入手

④

隣接事業所
敷地内の運用

重大事故等発生時の災害対策要員の参集ルートの運用（通行・障害物除去）

対応状況

合意文書案を調整
中○⑤については，これまでに相手先の合意が得られており，設置変更許可申請書に東海第二発電所の敷地として記載し，施設等の設置のために隣接事業所敷地を利用することについて，両者で覚書を交わす手続きを実施中である。なお，別途土地の権利を得るための契約を交わす予定。
番号⑤

種別

隣接事業所の敷地の利用

内

容

可搬型重大事故等対処設備の保管場所，緊急時対策所建屋等の各施設等の設置・利用

対応状況
土地利用に関する覚書きを締結中
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