東海第二発電所 工事計画審査資料
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資料番号

工認-948 改 6

提出年月日

平成 30 年 10 月 3 日

日本原子力発電株式会社

東海第二発電所

添付書類

発電用原子炉の設置の許可との整合性に関する説明書
ホ項

原子炉冷却系統施設の構造及び設備
抜粋資料

設置変更許可申請書（本文）
ホ 原子炉冷却系統施設の構造及び設備
原子炉冷却系統施設の構造及び設備の記述を以下のとおり変更する。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3(1) 一次冷却材設備(ⅰ) 冷却材の種類
軽水(ⅱ) 主要な機器及び管の個数及び構造
ﾎ(1)(ⅱ)-①原子炉冷却系は，再循環回路の再循環系ポンプ及び原子炉圧力容器内部に設けられたジェット・ポ
ンプにより，炉水を原子炉内に循環させて，炉心から熱除去を行う。炉心で発生した蒸気は，原子炉圧力容器内の気水分離器及び乾燥器を経た後，主蒸気管でタービンに導く。なお，主蒸気管には，主蒸気逃がし安全弁（以下「逃がし安全弁」という。）及びﾎ(1)(ⅱ)-②隔離弁を取り付ける。

工事の計画 該当事項

【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）】（基本設計方針）1. 原子炉冷却材
ﾎ(1)(ⅰ)-①原子炉冷却材は，通常運転時における圧力，温度及び放射線によって起こる最も厳しい条件において，核的性質として核反応断面積が核反応維持のために適切であり，熱水力的性質として冷却能力が適切であることを保持し，かつ，燃料体及び構造材の健全性を妨げることのない性質であり，通常運転時において放射線に対して化学的に安定であることを保持し得る設計とする。

5. 原子炉冷却系統施設
5.1 原子炉圧力容器及び一次冷却材設備
5.1.1 通常運転時等
5.1.1.1 概要＜中略＞
再循環回路を構成する機器は，再循環系ポンプおよび関連する配管，弁類，制御装置である。再循環系ポンプ
によって圧力容器へ送られた冷却材は，ジェットポン
プ・ノズルから噴出され，環状部の再循環水を吸引合流した後，炉心下部プレナムへ入る。ここで方向を転換
し，炉心を上方へ流れる。炉内で発生した蒸気は，気水
分離器で水と分離した後，蒸気乾燥器で湿分を除かれ，圧力容器の 4 個の蒸気出口ノズルからタービンへ導かれる。
＜中略＞
5.1.1.2 設計方針
(8) 主蒸気系
ｂ．主蒸気隔離弁(e) 主蒸気隔離弁は，4 本の主蒸気管に直列に 2 個，計8 個設け，窒素圧及びスプリング又は空気圧及びスプリン
グ駆動とし，窒素又は空気圧が喪失すれば閉鎖するようにする。

2. 原子炉冷却材再循環設備
2.1 原子炉冷却材再循環系
ﾎ(1)(ⅱ)-①原子炉冷却材再循環系は，再循環系ポンプ
及び原子炉圧力容器内部に設けられたジェットポンプにより，炉水を原子炉圧力容器内に循環させて，炉心から熱除去を行う。
再循環系ポンプ全台が電源喪失した場合でも，燃料棒が十分な熱的余裕を有し，かつタービン・トリップ又は負荷遮断直後の原子炉出力を抑制できるように，原子炉
冷却材再循環系は適切な慣性を有する設計とする。
3. 原子炉冷却材の循環設備
3.1 主蒸気系，復水給水系等
炉心で発生した蒸気は，原子炉圧力容器内の気水分離器及び蒸気乾燥器を経た後，主蒸気管で蒸気タービンに導く設計とする。
なお，主蒸気管には，逃がし安全弁及びﾎ(1)(ⅱ)-②主蒸気隔離弁を取り付ける。
＜中略＞

整 合 性
設置変更許可申請書（本文）第五号ホ項において，工事の計画の内容は，以下の通り
整合している。

備考

工事の計画の「原子炉冷却材」は，設置変更
許可申請書（本文）の「冷却材の種類」と同 【25 条 1】
義であり整合している。
工事の計画のﾎ(1)(ⅰ)- ① は 設 置 変 更許 可申請書の「軽水」を具体的に記載しており整合している。

工事の計画のﾎ(1)(ⅱ)- ① は 設 置 変 更許 可申請書（本文） の ﾎ (1)( ⅱ )-① と同 義であり整合している。

【33 条 1】【33 条 4】工事の計画のﾎ(1)(ⅱ)- ② は 設 置 変 更許 可申請書（本文） の ﾎ (1)( ⅱ )-② と同 一設備であり整合している。
工事の計画の「蒸気タ 【33 条 2】ービン」は設置変更許可申請書（本文）の「タービン」と同義であり整合している。

ｃ．逃がし安全弁(a) 逃がし安全弁は，運転時の異常な過渡変化時に，原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力を最高使用圧力の 1.1 倍以下に保持する設計とする。また，逃がし安全
弁は，設計基準事故時に原子炉冷却材圧力バウンダリに

ﾎ-1

1

設置変更許可申請書（本文）NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3逃がし安全弁は，アクチュエータ作動の逃がし弁機能
及びバネ作動の安全弁機能を有し，蒸気をサプレッショ
ン・チェンバのプール水中に導き，原子炉冷却系統の過度の圧力上昇を防止できる設計とする。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
かかる圧力を最高使用圧力の 1.2 倍以下に保持する設計とする。
5.1.1.3 主要設備及び仕様
5.1.1.3.2 主蒸気系
5.1.1.3.2.1 概
要(3) 逃がし安全弁
逃がし安全弁は，原子炉冷却材圧力バウンダリの過度の圧力上昇を防止するため原子炉格納容器内の主蒸気管に取付ける。吹出した蒸気は排気管によりサプレッション・プール水面下に導き凝縮するようにする。逃がし安全弁は，バネ式（アクチュエータ付）で，アクチュエー
タにより逃がし弁として作動させることもできるバネ式
安全弁である。
＜中略＞
ａ．逃がし弁機能
弁は，原子炉冷却材圧力バウンダリの過度の圧力上昇を抑えるため，原子炉圧力の信号によりアクチュエータのピストンを駆動して強制的に開放する。
18 個の逃がし安全弁は，全てこの機能を有している。
ｂ．安全弁機能
弁は，原子炉冷却材圧力バウンダリの過度の圧力上昇を抑えるため，逃がし弁機能のバックアップとして，圧力の上昇に伴いスプリングに打勝って自動開放されることにより，運転時の異常な過渡変化時に，原子炉冷却材
圧力バウンダリの圧力を最高使用圧力の 1.1 倍以下，また，設計基準事故時に原子炉冷却材圧力バウンダリの圧力を最高使用圧力の 1.2 倍以下とする。
18 個の逃がし安全弁は，全てこの機能を有している。

5.11 タービン設備
5.11.1 概要タービンを出た蒸気は主復水器で復水する。復水は復水ポンプ，復水脱塩装置，給水加熱器を通り，給水ポン
プにより原子炉に戻す。主蒸気管には，タービン・バイ
パス系を設け，蒸気を主復水器へバイパスできるようになっている。

＜中略＞
原子炉で発生した蒸気は，外径約 660mm の 4 本の主蒸
気管で導かれた蒸気は，主塞止弁，蒸気加減弁を通り，
高圧タービンに供給される。高圧タービンを出た蒸気は，湿分分離器を経て，中間塞止弁を通り，6 流排気低圧
タービンに導かれ主復水器に至る。途中，蒸気は，6 段抽
気され，給水加熱に用いられる。

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

3.4 逃がし安全弁の機能(1) 系統構成
逃がし安全弁は，アクチュエータ作動の逃がし弁機能
及びバネ作動の安全弁機能を有し，蒸気をサプレッショ
ン・チェンバのプール水中に導き，原子炉冷却系統の過度の圧力上昇を防止できる設計とする。
自動減圧系は，中小破断の原子炉冷却材喪失事故時に原子炉蒸気をサプレッション・チェンバへ逃がし原子炉
圧力をすみやかに低下させて低圧炉心スプレイ系あるいは低圧注水系による注水を早期に可能とし，燃料被覆材の大破損を防止しジルコニウム−水反応を無視しうる程度に抑えることができる設計とする。
＜中略＞【33 条 18】【32 条 8】3.4.1 逃がし安全弁の容量逃がし安全弁は，ベローズと補助背圧平衡ピストンを備えたバネ式の平衡形安全弁に，外部から強制的に開閉を行うアクチュエータを取付けたもので，蒸気圧力がス
プリングの設定圧力に達すると自動開放する他，外部信号によってアクチュエータのピストンに窒素圧力を供給
して弁を強制的に開放することができるものを使用し，サプレッション・チェンバからの背圧変動が逃がし安全弁の設定圧力に影響を与えない設計とする。なお，逃がし安全弁は，18 個設置する設計とする。
逃がし安全弁の排気は，排気管によりサプレッショ
ン・チェンバ内のプール水面下に導き凝縮する設計とする。
逃がし安全弁の容量は，原子炉冷却材圧力バウンダリの過度の圧力上昇を抑えるため，吹出し圧力と設置個数とを適切に組み合わせることにより，原子炉圧力容器の過圧防止に必要な容量以上を有する設計とする。なお，
容量は運転時の異常な過度変化時に，原子炉冷却材圧力バウンダリの圧力を最高使用圧力の 1.1 倍以下に保持するのに必要な容量を算定する。

3.1 主蒸気系，復水給水系等＜中略＞
蒸気タービンを出た蒸気は主復水器で復水する。復水は復水ポンプ，復水脱塩装置，給水加熱器を通り，給水
ポンプにより発電用原子炉に戻す設計とする。主蒸気管には，タービンバイパス系を設け，蒸気を主復水器へバイパスできる設計とする。
復水給水系には復水中の核分裂生成物及び腐食生成物

考【20 条 6】【57 条 6】【20 条 7】【57 条 7】【20 条 8】【57 条 8】工事の計画の「蒸気タ 【33 条 3】ービン」は設置変更許可申請書（本文）の「タービン」と同義であり整合している。

ﾎ-22

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

設置変更許可申請書（本文）

ﾎ(1)(ⅱ)-③タービンは，想定される環境条件において材料に及ぼす化学的及び物理的影響に対し，耐性を有する材料が用いられ，かつ蒸気タービンの振動対策及び過速度対策を含み，十分な構造強度を有する設計とし，その運転状態を中央制御室及び現場において監視可能となるように設計する。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項＜中略＞
タービン，主復水器を通り，低圧復水ポンプで昇圧された冷却材は全量復水脱塩装置で浄化され高圧復水ポン
プでさらに昇圧された後，3 系統に分かれ，それぞれの系
統の給水加熱器で加熱され，給水ポンプにより，原子炉へ送られる。
＜中略＞
原子炉からの蒸気をタービンを通さずに直接主復水器
へ逃がすタービン・バイパス系を設ける。容量は，原子炉定格蒸気流量の約 25％である。
＜中略＞

工事の計画 該当事項を除去するために復水脱塩装置を設け，高純度の給水を発電用原子炉へ供給できるようにする。また，5 段の低圧給水加熱器及び 1 段の高圧給水加熱器を設け，発電用原子炉への適切な給水温度を確保できる設計とする。
タービンバイパス系は，原子炉起動時，停止時，通常運転時及び過渡状態において，原子炉蒸気を直接主復水器に導き，原子炉定格蒸気流量の約 25 ％を処理できる設計とする。

【原子炉冷却系統施設（蒸気タービン）】（基本設計方針）
1. 蒸気タービン
ﾎ(1)(ⅱ)-③設計基準対象施設に施設する蒸気タービン
及び蒸気タービンの付属設備は，想定される環境条件において，材料に及ぼす化学的及び物理的影響を考慮した設計とする。
また，振動対策，過速度対策等各種の保護装置及び監視制御装置により，中央制御室及び現場において運転状態の監視を行い，発電用原子炉施設の安全性を損なわないよう，以下の事項を考慮して設計する。

整 合 性

備

考

工 事 の 計 画 の ﾎ 【31 条 1】
(1)(ⅱ)-③ は，設置変更許可申請書（本文）の ﾎ (1)( ⅱ )- ③ と 文 章
表現は異なるが，内容に相違はないため整合している。

1.1 蒸気タービン本体
蒸気タービンの定格出力は，排気圧力-96.3 kPa，補給
水率 0 ％にて，発電端で 1100000 kW となる設計とする。
定格熱出力一定運転の実施においても，蒸気タービン設備の保安が確保できるように定格熱出力一定運転を考慮した設計とする。
蒸気タービンは，非常調速装置が作動したときに達す
る回転速度並びに蒸気タービンの起動時及び停止過程を含む運転中に主要な軸受又は軸に発生しうる最大の振動に対して構造上十分な機械的強度を有する設計とする。
また，蒸気タービンの軸受は，主油ポンプ，補助油ポンプ，非常用油ポンプ等の軸受潤滑設備を設置すること
により，運転中の荷重を安定に支持でき，かつ，異常な摩耗，変形及び過熱が生じない設計とする。
蒸気タービン及び発電機その他の回転体を同一軸上に結合したものの危険速度は，速度調定率で定まる回転速
度の範囲のうち最小の回転速度から，非常調速装置が作動したときに達する回転速度までの間に発生しない設計とする。
また，蒸気タービン起動時の危険速度を通過する際には速やかに昇速できる設計とする。
蒸気タービン及びその付属設備の耐圧部分の構造は，最高使用圧力又は最高使用温度において発生する最大の【31 条 2】【31 条 3】【31 条 4】【31 条 5】【31 条 6】ﾎ-3

3

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項
応力が当該部分に使用する材料の許容応力を超えない設計とする。
蒸気タービンには，その回転速度及び出力が負荷の変動の際にも持続的に動揺することを防止する調速装置を設けるとともに，運転中に生じた過回転，発電機の内部故障，復水器真空低下，スラスト軸受の摩耗による設備の破損を防止するため，その異常が発生した場合に蒸気タービンに流入する蒸気を自動的かつ速やかに遮断する
非常調速装置及び保安装置を設置する。また，調速装置
は，最大負荷を遮断した場合に達する回転速度を非常調速装置が作動する回転速度未満にする能力を有する設計とする。
なお，過回転については定格回転速度の 1.11 倍を超えない回転数で非常調速装置が作動する設計とする。
蒸気タービン及びその付属設備であって，最高使用圧
力を超える過圧が生ずるおそれのあるものにあっては，
排気圧力の上昇時に過圧を防止することができる容量を有し，かつ，最高使用圧力以下で動作する大気放出板を設置し，その圧力を逃がすことができる設計とする。
蒸気タービンには，設備の損傷を防止するため，以下の運転状態を計測する監視装置を設け，各部の状態を監視することができる設計とする。
(1) 蒸気タービンの回転速度(2) 主塞止弁の前及び中間塞止加減弁の前における蒸気の圧力及び温度(3) 蒸気タービンの排気圧力(4) 蒸気タービンの軸受の入口における潤滑油の圧力(5) 蒸気タービンの軸受の出口における潤滑油の温度又は軸受メタル温度(6) 蒸気加減弁の開度(7) 蒸気タービンの振動の振幅
蒸気タービンは，振動を起こさないように十分配慮をはらうとともに，万一，振動が発生した場合にも振動監視装置により，警報を発するように設計する。また，運転中振動の振幅を自動的に記録できる設計とする。
蒸気タービン及びその付属設備の構造設計において発電用火力設備に関する技術基準を定める省令及びその解釈に規定のないものについては，信頼性が確認され十分な実績のある設計方法，安全率等を用いるほか，最新知見を反映し，十分な安全性を持たせることにより保安が確保できる設計とする。
主復水器は，冷却水温度 19 ℃，補給水率 0 ％及び蒸気タービンの定格出力において，排気圧力-96.3 kPa を確保できる設計とする。

整 合 性

備

考

【31 条 7】【31 条 8】【31 条 9】【31 条 10】【31 条 11】【31 条 12】1.2 蒸気タービンの付属設備
ポンプを除く蒸気タービンの付属設備に属する容器及び管の耐圧部分に使用する材料は，想定される環境条件【31 条 13】

ﾎ-4

4

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

設置変更許可申請書（本文）

原子炉冷却材圧力バウンダリは，原子炉圧力容器及びそれに接続される配管系等から構成され，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ﾎ(1)(ⅱ)④において，原子炉停止系等の作動等とあいまって，圧力及び温度変化に十分耐え，健全性を確保する設計とする。原子炉冷却材圧力バウンダリﾎ(1)(ⅱ)-⑤を形成する
配管系には，適切に隔離弁を設ける設計とする。

5.1.1.2 設計方針
(4) 構造強度等
ａ．原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する機器及び配管は，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，温度等を考慮し，地震時に生じる荷重をも適切に重ね合わせ，変動時間，繰り返
し回数等の過渡条件を想定し，材料疲労や腐食を考慮しても健全性を損なわない構造強度を有する設計とする。
ｂ．一次冷却材設備を構成する系統及び機器は，通常運
転時及び運転時の異常な過渡変化時に健全性を損なわない構造強度を有する設計とすると共に，その支持構造物
は，温度変化による膨張収縮に伴う変位を吸収し得る設計とする。

工事の計画 該当事項
において，材料に及ぼす化学的及び物理的影響に対し，安全な化学的成分及び機械的強度を有するものを使用する。
また，蒸気タービンの付属設備のうち，主要な耐圧部の溶接部については，次のとおりとし，溶接事業者検査により適用基準及び適用規格に適合していることを確認する。
(1) 不連続で特異な形状でないものであること。
(2) 溶接による割れが生ずるおそれがなく，かつ，健全な溶接部の確保に有害な溶込み不良その他の欠陥がないことを非破壊試験により確認したものであること。
(3) 適切な強度を有するものであること。
(4) 機械試験その他の評価方法により適切な溶接施工
法，溶接設備及び技能を有する溶接士であることをあらかじめ確認したものにより溶接したものであること。
なお，主要な耐圧部の溶接部とは，蒸気タービンに係る
蒸気だめ又は熱交換器のうち水用の容器又は管であって，最高使用温度 100 ℃未満のものについては，最高使用圧力 1960 kPa，それ以外の容器については，最高使用
圧力 98 kPa，水用の管以外の管については，最高使用圧
力 980 kPa（長手継手の部分にあっては，490 kPa）以上の圧力が加えられる部分について溶接を必要とするものをいう。また，蒸気タービンに係る外径 150 mm 以上の管のうち，耐圧部について溶接を必要とするものをいう。
蒸気タービンの付属設備の機器仕様は，運転中に想定される最大の圧力・温度，必要な容量等を考慮した設計とする。
【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）】（基本設計方針）
3.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ
原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する機器は，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ﾎ(1)(ⅱ)-④に生ずる衝撃，炉心の反応度の変化による荷重の増加その他の原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する機器に加わる負荷に耐える設計とする。
＜中略＞
3.3 原子炉冷却材圧力バウンダリの隔離装置等
原子炉冷却材圧力バウンダリﾎ(1)(ⅱ)-⑤には，原子炉
冷却材圧力バウンダリに接続する配管等が破損することによって，原子炉冷却材の流出を制限するために配管系の通常運転時の状態及び使用目的を考慮し，適切に隔離弁を設ける設計とする。
＜中略＞

整 合 性

備

考

【31 条 14】【31 条 15】【31 条 16】工事の計画の「原子炉 【27 条 1】
冷却材圧力バウンダリを構成する機器」は，設置変更許可申請書（本文）の「原子炉冷却材圧力バウンダリ
は，原子炉圧力容器及びそれに接続される配管系等から構成」と同 【28 条 1】
義であり整合している。
工事の計画のﾎ(1)(ⅱ)- ④ は ， 設 置 変更 許可
申請書（本文）のﾎ(1)ﾎ-55NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

設置変更許可申請書（本文）

また，原子炉冷却材圧力バウンダリからの原子炉冷却材の漏えいﾎ(1)(ⅱ)-⑥を早期に検出するため，漏えい監
視設備を設ける。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
5.1.1.4 弁類＜中略＞
原子炉圧力容器及び一次冷却材設備に接続され，その一部が原子炉冷却材圧力バウンダリを形成する配管系に関して原則として，次のとおり隔離弁を設ける。
ａ．通常時開及び事故時閉の場合は 2 個の隔離弁
ｂ．通常時開及び事故時開となるおそれがある通常時閉及び事故時閉の場合は 2 個の隔離弁
ｃ．通常時閉及び事故時閉のうちｂ．以外の場合は 1 個の隔離弁
ｄ．通常時閉及び事故時開の非常用炉心冷却系等はａ．
に準ずる。
ここで「隔離弁」とは，自動隔離弁，逆止弁，通常時ロックされた閉止弁及び遠隔操作閉止弁をいう。

工事の計画 該当事項

整 合 性( ⅱ )-④ と同 義であり整合している。

備考

工事の計画のﾎ(1)(ⅱ)- ⑤ は ， 設 置 変更 許可
申請書（本文）のﾎ(1)( ⅱ )-⑤ を具 体的に記載しており整合している。

9. 原子炉格納容器内の原子炉冷却材漏えいを監視する
装置
原子炉冷却材圧力バウンダリからの原子炉冷却材の漏えいﾎ(1)(ⅱ)-⑥に対して，格納容器床ドレン流量，格納容器機器ドレン流量及び原子炉格納容器内雰囲気中の核
分裂生成物の放射能の測定により検出する装置を設ける設計とする。
このうち，漏えい位置を特定できない原子炉格納容器内の漏えいに対しては，格納容器床ドレン流量により 1
時間以内に 0.23 m3/h の漏えい量を検出する能力を有する設計とするとともに，自動的に中央制御室に警報を発信する設計とする。また，測定値は，中央制御室に指示す
る設計とする。
格納容器床ドレン流量計は，格納容器床ドレンサンプ
から原子炉建屋原子炉棟床ドレンサンプへのドレン配管に設ける設計とする。
原子炉冷却材圧力バウンダリからの原子炉冷却材の漏
えいは，格納容器床ドレンサンプへ流入した後，導入管及び原子炉建屋原子炉棟床ドレンサンプへのドレン配管
を通ることにより，格納容器床ドレン流量計にて検出できる設計とする。
格納容器床ドレンサンプの水位は，通常運転中ドライ
ウェル内ガス冷却装置から発生する凝縮水が流入することで，常時導入管高さ（1 m）に維持可能な設計とする。
格納容器床ドレンサンプの水位が低下していると想定される場合には，水張りを実施することで，常時導入管高さ（1 m）に維持可能な設計とする。
また，格納容器床ドレンサンプ水位維持を確認することを保安規定に定めて管理する。
格納容器床ドレン流量計が故障した場合は，これと同等の機能を有するドライウェルエアークーラードレン流量計及び核分裂生成物モニタ粒子放射線モニタにより，漏えい位置を特定できない原子炉格納容器内の漏えいを工事の計画のﾎ(1)(ⅱ) 【28 条 9】
- ⑥ は ， 設 置 変更 許可
申請書（本文）のﾎ(1)( ⅱ )-⑥ を具 体的に記載しており整合している。
【28 条 10】【28 条 11】【28 条 12】【28 条 13】

ﾎ-6

6

設置変更許可申請書（本文）NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

ﾎ(1)(ⅱ)-⑦原子炉圧力容器は，想定される重大事故等時において，重大事故等対処設備として，使用する。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項
検知可能な設計とする。

5.1.2 重大事故等時
5.1.2.1 概要
原子炉圧力容器（炉心支持構造物を含む。）について
は，重大事故に至るおそれのある事故時において，重大事故等対処設備としてその健全性を確保できる設計とする。また，炉心支持構造物については，重大事故に至る
おそれのある事故時において，原子炉冷却材の流路が確保されるよう，炉心形状を維持する設計とする。
＜中略＞
5.9 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
5.9.2 設計方針
(2) 原子炉停止中の場合に用いる設備
ｂ．サポート系故障時に用いる設備(c) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の復旧＜中略＞
その他，設計基準対象施設である原子炉圧力容器を重大事故等対処設備として使用し，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（原子炉停止時冷却系)及び残留熱除去系海水系を重大事故等対処設備として使用する。
＜中略＞

整 合 性

備

工事の計画のﾎ(1)(ⅱ)- ⑦ は 設 置 変 更許 可申請書（本文） の ﾎ (1)( ⅱ )-⑦ を具 体的に記載しており整合している。

4. 残留熱除去設備
4.1 残留熱除去系(1) 系統構成＜中略＞
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の流路として，
設計基準対象施設であるﾎ(1)(ⅱ)-⑦原子炉圧力容器，炉心支持構造物及び原子炉圧力容器内部構造物を重大事故等対処設備として使用することから，流路に係る機能について重大事故等対処設備としての設計を行う。

【62 条 45】【63 条 43】

5. 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
5.1 高圧炉心スプレイ系及び低圧炉心スプレイ系(1) 系統構成＜中略＞
高圧炉心スプレイ系の流路として，設計基準対象施設
であるﾎ(1)(ⅱ)-⑦原子炉圧力容器，炉心支持構造物及び原子炉圧力容器内部構造物を重大事故等対処設備として使用することから，流路に係る機能について重大事故等対処設備としての設計を行う。
＜中略＞
5.9.2 設計方針
(1) 原子炉運転中の場合に用いる設備
ｂ．サポート系故障時に用いる設備(d) 常設代替交流電源設備による低圧炉心スプレイ系の復旧＜中略＞その他，設計基準対象施設である原子炉圧力容器を重大事故等対処設備として使用する。

考【60 条 5】低圧炉心スプレイ系の流路として，設計基準対象施設
であるﾎ(1)(ⅱ)-⑦原子炉圧力容器，炉心支持構造物及び原子炉圧力容器内部構造物を重大事故等対処設備として使用することから，流路に係る機能について重大事故等対処設備としての設計を行う。
＜中略＞【62 条 26】

ﾎ-7

7

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
5.7 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
5.7.2 設計方針
(2) サポート系故障時に用いる設備
ａ．原子炉隔離時冷却系の現場操作による発電用原子炉の冷却＜中略＞
なお，設計基準対象施設である原子炉圧力容器を重大事故等対処設備として使用し，設計基準事故対処設備である原子炉隔離時冷却系を重大事故等対処設備として使用する。
5.9.2 設計方針
(1) 原子炉運転中の場合に用いる設備
ｂ．サポート系故障時に用いる設備(c) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（低圧注水系）の復旧＜中断＞
その他，設計基準対象施設である原子炉圧力容器を重大事故等対処設備として使用し，設計基準事故対処設備である残留熱除去系及び残留熱除去系海水系を重大事故等対処設備として使用する。

工事の計画 該当事項
5.2 原子炉隔離時冷却系(1) 系統構成＜中略＞
原子炉隔離時冷却系の流路として，設計基準対象施設
であるﾎ(1)(ⅱ)-⑦原子炉圧力容器及び炉心支持構造物を重大事故等対処設備として使用することから，流路に係る機能について重大事故等対処設備としての設計を行
う。

整 合 性

備

考

【60 条 11】5.3 低圧注水系(1) 系統構成＜中略＞
残留熱除去系（低圧注水系）の流路として，設計基準対象施設であるﾎ(1)(ⅱ)-⑦原子炉圧力容器，炉心支持構
造物及び原子炉圧力容器内部構造物を重大事故等対処設
備として使用することから，流路に係る機能について重大事故等対処設備としての設計を行う。

【62 条 19】

5.4 ほう酸水注入系(1) 系統構成＜中略＞
ほう酸水注入系の流路として，設計基準対象施設であるﾎ(1)(ⅱ)-⑦原子炉圧力容器，炉心支持構造物及び原子炉圧力容器内部構造物を重大事故等対処設備として使用することから，流路に係る機能について重大事故等対処
設備としての設計を行う。
5.7.2 設計方針
(1) フロントライン系故障時に用いる設備
ａ．高圧代替注水系による発電用原子炉の冷却＜中略＞
その他，設計基準対象施設である原子炉圧力容器を重大事故等対処設備として使用する。

5.9.2 設計方針
(1) 原子炉運転中の場合に用いる設備
ａ．フロントライン系故障時に用いる設備(a) 低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却＜中略＞
その他，設計基準対象施設である原子炉圧力容器を重【60 条 14】5.5 高圧代替注水系(1) 系統構成＜中略＞
高圧代替注水系の流路として，設計基準対象施設であるﾎ(1)(ⅱ)-⑦原子炉圧力容器及び炉心支持構造物を重大事故等対処設備として使用することから，流路に係る機能について重大事故等対処設備としての設計を行う。

【60 条 9】5.6 低圧代替注水系
5.6.1 低圧代替注水系（常設）による原子炉注水(1) 系統構成＜中略＞
低圧代替注水系（常設）の流路として，設計基準対象【62 条 6】

ﾎ-8

8

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
大事故等対処設備として使用する。

工事の計画 該当事項
施設であるﾎ(1)(ⅱ)-⑦原子炉圧力容器，炉心支持構造物
及び原子炉圧力容器内部構造物を重大事故等対処設備として使用することから，流路に係る機能について重大事
故等対処設備としての設計を行う。

(b)
却

5.6.2 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水(1) 系統構成＜中略＞
低圧代替注水系（可搬型）の流路として，設計基準対
象施設であるﾎ(1)(ⅱ)-⑦原子炉圧力容器，炉心支持構造
物及び原子炉圧力容器内部構造物を重大事故等対処設備として使用することから，流路に係る機能について重大事故等対処設備としての設計を行う。

低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3＜中略＞
その他，設計基準対象施設である原子炉圧力容器を重大事故等対処設備として使用する。

5.9.2 設計方針
(1) 原子炉運転中の場合に用いる設備
ｃ．溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合に用いる設備(c) 代替循環冷却系による残留溶融炉心の冷却＜中略＞
その他，設計基準対象施設である原子炉圧力容器を重大事故等対処設備として使用する。

整 合 性

備

考

【62 条 12】

5.7 代替循環冷却系(1) 系統構成＜中略＞
代替循環冷却系の流路として，設計基準対象施設である残留熱除去系ポンプ，ﾎ(1)(ⅱ)-⑦原子炉圧力容器，炉心支持構造物及び原子炉圧力容器内部構造物を重大事故等対処設備として使用することから，流路に係る機能について重大事故等対処設備としての設計を行う。

【62 条 36】

【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3. 圧力低減設備その他の安全設備
3.2 原子炉格納容器安全設備
3.2.3 ほう酸水注入系＜中略＞
ほう酸水注入系の流路として，設計基準対象施設であるﾎ(1)(ⅱ)-⑦原子炉圧力容器，炉心支持構造物及び原子炉圧力容器内部構造物を重大事故等対処設備として使用することから，流路に係る機能について重大事故等対処
設備としての設計を行う。
3.2.5【66 条 40】

代替循環冷却系＜中略＞
代替循環冷却系の流路として，設計基準対象施設である残留熱除去系ポンプ，ﾎ(1)(ⅱ)-⑦原子炉圧力容器，炉心支持構造物及び原子炉圧力容器内部構造物を重大事故等対処設備として使用することから，流路に係る機能について重大事故等対処設備としての設計を行う。
＜中略＞
3.2.8

【65 条 10】【66 条 32】

高圧代替注水系＜中略＞
高圧代替注水系の流路として，設計基準対象施設であるﾎ(1)(ⅱ)-⑦原子炉圧力容器及び炉心支持構造物を重大事故等対処設備として使用することから，流路に係る機【66 条 28】

ﾎ-99

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項
能について重大事故等対処設備としての設計を行う。

整 合 性

備

3.2.9 低圧代替注水系(1) 低圧代替注水系（常設）による原子炉注水＜中略＞
低圧代替注水系（常設）の流路として，設計基準対象施設であるﾎ(1)(ⅱ)-⑦原子炉圧力容器，炉心支持構造物
及び原子炉圧力容器内部構造物を重大事故等対処設備として使用することから，流路に係る機能について重大事
故等対処設備としての設計を行う。

考【66 条 17】(2) 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水＜中略＞
低圧代替注水系（可搬型）の流路として，設計基準対
象施設であるﾎ(1)(ⅱ)-⑦原子炉圧力容器，炉心支持構造
物及び原子炉圧力容器内部構造物を重大事故等対処設備として使用することから，流路に係る機能について重大事故等対処設備としての設計を行う。
NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3【66 条 24】

ﾎ-10

10

設置変更許可申請書（本文）ａ．再循環系ﾎ(1)(ⅱ)-⑧再循環回路数2
再循環系ポンプ ﾎ(1)(ⅱ)-⑨型 式
電動機駆動

たて形うず巻式NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

容 量 約 8,100t／h
ﾎ(1)(ⅱ)-⑧個 数 1／回路設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
5.1.1.1 概要＜中略＞
再循環回路数2＜中略＞

工事の計画 該当事項
【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）
】
（要目表）

整 合 性

備

考

工事の計画のﾎ(1)(ⅱ)-⑧は再循環回路が 2 回路で，ポンプ 2 台の構成であることを示して
おり，設置変更許可申請書（本文） の ﾎ (1)
ﾎ(1)(ⅱ)-⑨ ( ⅱ )-⑧ と同 義であり整合している。

5.1.1.3 主要設備及び仕様
5.1.1.3.1 再循環系
5.1.1.3.1.1 概要(3) 再循環系ポンプ
ｃ．起動
＜中略＞
再循環系ポンプの仕様は下記のとおりである。
形式
たて形うず巻式電動機駆動
台
数
2
流量
約 8,100m３／h（1 台当たり）
全揚程 約 245.4m＜中略＞

工事の計画のﾎ(1)(ⅱ)- ⑨ は 設 置 変 更許 可申請書（本文） の ﾎ (1)( ⅱ )-⑨ と同 義であり整合している。

ﾎ(1)(ⅱ)-⑧
ﾎ(1)(ⅱ)-⑨ﾎ(1)(ⅱ)-⑨

ﾎ-11

11

設置変更許可申請書（本文）
主冷却管

材 料 ステンレス鋼
外 径 約 61cm

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
5.1.1.3.1.1 概要(1) 再循環管
主冷却管は，外径約 610mm，ステンレス鋼管で，ハンガ，防振器，緩衝器などによって支持されている。原子炉入口では，外径約 320mm の 10 本の管に分岐している。
配管の設計，製作，検査は日本の法規を満足するように行なう。（耐震設計については「1.3 耐震設計」を参照）

工事の計画 該当事項
【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）
】
（要目表）

整 合 性

備

考

整合性
工事の計画の「3．原子炉冷却材再循環設備に係る次の事項 3.1 原子炉冷却材再循環系 (3) 主配管の名称」は，設置変更許可申請書（本文）の「主冷却管」と同義であり整合している。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3工事の計画の「材料 SUS304 相当」は，設置変更許可申請書（本文）の「材料ステンレス鋼」と同義であり整合している。
工事の計画の「外径」は，設置変更許可申請書（本文）の「外径 約 61 ㎝」と同義であり整合している。

ﾎ-12

12

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

ジェット・ポンプ 個 数 20
容 量 約 2,460t／h（1 個当たり）

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

考

【原子炉本体】（要目表）

整合性
設置変更許可申請書（本文）のジェット・ポンプの容量は，本工事計画の対象外である。

ﾎ-13

13

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

設置変更許可申請書（本文）ｂ．原子炉冷却材浄化系
ﾎ(1)(ⅱ)-⑩系統数
1
ﾎ(1)(ⅱ)-⑪型式
イオン交換
ﾎ(1)(ⅱ)-⑫系統流量
約 120t／h

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
5.5 原子炉冷却材浄化系
5.5.3 主要設備及び仕様＜中略＞
設備の主要仕様及び設計条件を以下に示す。
フィルタ脱塩器
基 数2
容 量
約 60.7m３／h（1 基当たり）
熱交換器
再生熱交換器基 数
1
材 料 管：ステンレス鋼
胴：ステンレス鋼
非再生熱交換器
基 数
1
材 料 管：ステンレス鋼
胴：炭素鋼
＜中略＞
系統設計条件系統数
1
最高使用温度 302℃
最高使用圧力 99.9kg／cm２g
設計流量約 120m３／h

工事の計画 該当事項
【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）
】
（要目表）

整 合 性

備

考

工事の計画のﾎ(1)(ⅱ)-⑩は循環系統が 1 系統
であることを示しており，設置変更許可申請書（本文）のﾎ(1)(ⅱ)- ⑩ と 同 義 で あり 整合している。

ﾎ(1)(ⅱ)-⑩

ﾎ-14

14

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項
【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）
】
（要目表）

整 合 性

備

考

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

設置変更許可申請書（本文）

ﾎ-15

15

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

考

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

ﾎ(1)(ⅱ)-⑩

ﾎ-16

16

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

整 合 性

備

考

工事の計画のﾎ(1)(ⅱ)- ⑪ は ， 設 置 変更 許可
申請書（本文）のﾎ(1)( ⅱ )-⑪ と同 義であり整合している。

【33 条 10】

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

5.5.3 主要設備及び仕様
原子炉冷却材浄化系は，再循環回路から冷却材を一部バイパスし，僅かの冷却材損失及び熱損失で連続的に冷却材の浄化を行うものである。
系統は原子炉起動時，停止時において発電用原子炉の通常運転中と同様に運転することができる。
浄化すべき冷却材は，再循環回路から抜き出し，再生
熱交換器及び非再生熱交換器で冷却し，フィルタ脱塩器によって浄化脱塩する。

工事の計画 該当事項
【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）】（基本設計方針）8. 原子炉冷却材浄化設備
8.1 原子炉冷却材浄化系(1) 系統構成
原子炉冷却材浄化系は，原子炉冷却材の純度を高く保つために設置するもので，原子炉冷却材再循環系配管から冷却材を一部取り出し，ﾎ(1)(ⅱ)-⑪原子炉冷却材浄化
系フィルタ脱塩器によって浄化脱塩して給水系へ戻すことにより，原子炉冷却材中の不純物及び放射性物質の濃度を発電用原子炉施設の運転に支障を及ぼさない値以下に保つことができる設計とする。
＜中略＞

ﾎ-17

17

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項
【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）
】
（要目表）

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

ﾎ(1)(ⅱ)-⑫

整 合 性

備

考

工事の計画のﾎ(1)(ⅱ)- ⑫ は ， 原 子 炉冷 却材
浄化系フィルタ脱塩器
2 基通水時の流量を記載しており，設置変更
許可申請書（本文）のﾎ( 1)(ⅱ)-⑫ と同義であり整合している。
×2＝＝約 120t／h

ﾎ(1)(ⅱ)-⑩

ﾎ-18

18

設置変更許可申請書（本文）ｃ．主蒸気系
主蒸気管本数4
主蒸気管
ﾎ(1)(ⅱ)-⑬材 料
炭素鋼
ﾎ(1)(ⅱ)-⑭外 径
約 66cm

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項
【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）
】
（要目表）

ﾎ(1)(ⅱ)-⑭

整 合 性

備

考

ﾎ(1)(ⅱ)-⑬

整合性
設置変更許可申請書（本文）の「主蒸気管本数 4」については，添付図面第 4-2-1-12
図「原子炉冷却系統施設のうち原子炉冷却材の循環設備（主蒸気系）の系統図（1／2）
」に記載しており整合している。
工事の計画の「4 原子炉冷却材の循環設備に係る次の事項 4.1 主蒸気系(8) 主配管の名称」は，設置変更許可申請書（本文）の「主蒸気管」と同義であり整合している。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3工事の計画のﾎ(1)(ⅱ)-⑬は，設置変更許可申請書（本文）のﾎ(1)(ⅱ)-⑬と同義であり整合している。
工事の計画のﾎ(1)(ⅱ)-⑭は，設置変更許可申請書（本文）のﾎ(1)(ⅱ)-⑭と同義であり整合している。

ﾎ-19

19

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

考

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

設置変更許可申請書（本文）

ﾎ-20

20

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

考

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

設置変更許可申請書（本文）

ﾎ-21

21

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

設置変更許可申請書（本文）

流量制限器

個 数
容 量

1／本
200％ 定格流量（本文十号）
流出流量は，流量制限器により定格流量の 200％に制限されるとする。
・記載箇所
ロ(2)(ⅲ)b.(d)・設置変更許可申請書（本文十号）で使用している
流量制限器の容量は，工事の計画で使用している流出制限器の容量と整合しており，設置変更許可申請書（本文十号）で使用している解析条件に包絡されている。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

5.1.1.3.2.1 概(1) 主蒸気管

要＜中略＞
なお，主蒸気管のドライウェル貫通部上流部の管内にはベンチュリ形流量制限器が設けられ，主蒸気管破断事
故時の蒸気の放出を制限している。

工事の計画 該当事項

【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）
】
（要目表）

整 合 性

備

考

工事の計画の「流出制限器」は設置変更許可
申請書（本文）の「流量制限器」と同一設備であり整合している。
工事の計画の「個数4」は設置変更許可申請書（本文）の「個数 1／本」と同義であり整合している。
1/本×主蒸気管本数 4
＝4

ﾎ-22

22

設置変更許可申請書（本文）
主蒸気隔離弁 ﾎ(1)(ⅱ)-⑮個
数 2／本
ﾎ(1)(ⅱ)-⑯取付位置 ドライウェル貫通部前後
閉鎖時間 3 秒〜4.5 秒
漏えい率 10％／d 以下（1 個当たり）（逃がし安全弁最低設定圧
力において原子炉圧力容
器気相の体積に対し，飽
和蒸気で）
整合性
工 事 の 計 画 の 「 B22-F022A,B,C,D 」 及 び 「 B22F028A,B,C,D 」は，設 置変更許可申請書（ 本文）の
「主蒸気隔離弁」と同一設備であり整合している。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3工事の計画のﾎ(1)(ⅱ)-⑮ は，設置変更許可申請書（本文）のﾎ(1)(ⅱ)-⑮と同義であり整合している。
2／本 × 主蒸気管本数 4 本 ＝ 8 個設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
5.1.1.2 設計方針
(8) 主蒸気系
ｂ．主蒸気隔離弁(a) 主蒸気管が破断した場合，冷却材及び放射性物質の放出を制限するため，できるだけ早く閉鎖するように設計するが，原子炉冷却材圧力バウンダリの圧力が過度に上昇しないように配慮する。
(b) 各主蒸気管の 2 個の主蒸気隔離弁は，それぞれ独立に閉鎖できるようにする。
(c) 通常運転中，主蒸気隔離弁の作動性を実証するための試験ができるようにする。
(d) 主蒸気隔離弁の漏えい率は，10％／d／個（原子炉
圧力容器気相の体積に対して）以下になるようにする。
(e) 主蒸気隔離弁は，4 本の主蒸気管に直列に 2 個，計8 個設け，窒素圧及びスプリング又は空気圧及びスプリ
ング駆動とし，窒素又は空気圧が喪失すれば閉鎖する
ようにする。

工事の計画 該当事項
【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）
】
（要目表）

整 合 性

備

考

ﾎ(1)(ⅱ)-⑮

設置変更許可申請書（本文）のﾎ(1)(ⅱ)-⑯について
は，添付図面第 4-2-1-12 図「原子炉冷却系統施設のうち原子炉冷却材の循環設備（主蒸気系）の系統図（1／2）
」に記載しており整合している。
（本文十号）
主蒸気隔離弁閉止時間 3 秒
・記載箇所
イ(2)(i)d.(c)イ(2)(ⅱ)c.(b)a)
ハ(2)(ⅱ)b.(e)(e-5)

・設置変更許可申請書（本文十号）で使用している主蒸気隔離弁の閉止時間は下限値であり，工事の計画で使用している主蒸気隔離弁の閉止時間は，設置変更許可申請書（本文十号）で使用している解析条件に包絡されている。

（本文十号）
主蒸気隔離弁は，主蒸気流量高信号により 0.5 秒の動作遅れ時間を含み，事故後 5 秒で全閉するものとする。
・記載箇所
ロ(2)(ⅲ)b.(c)ロ(2)(ⅲ)e.(h)・設置変更許可申請書（本文十号）で使用している主蒸気隔離弁の閉止時間は上限値（0.5 秒＋4.5 秒＝5 秒）であり，工事の計画で使用している主蒸気隔
離弁の閉止時間（4.5 秒）は，設置変更許可申請書（本文十号）で使用している解析条件に包絡されている。

（本文十号）
各主蒸気隔離弁の閉止直後の漏えい率は，設計漏えい
率 10％／d（逃がし安全弁の最低設定圧力において，原子炉圧力容器気相体積に対し，飽和蒸気で）・記載箇所
ロ(2)(ⅲ)b.(n)・設置変更許可申請書（本文十号）で使用している
主蒸気隔離弁の漏えい率は，工事の計画で使用している主蒸気隔離弁の漏えい率と整合しており，
設置変更許可申請書（本文十号）で使用している
解析条件に包絡されている。

ﾎ(1)(ⅱ)-⑮

ﾎ-23

23

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
5.1.1.3.2.1 概要(4) 主蒸気隔離弁漏えい抑制系
ｃ．主要設備
主蒸気隔離弁漏えい抑制系止め弁の仕様
個数 1／本
最高使用圧力 8.62MPa［gage］
最高使用温度 302℃
駆動源
電動機
閉鎖時間
約2分
漏えい率
10％／d 以下（1 個当たり）（逃がし安
全弁最低設定圧力において原子炉圧力容 器蒸 気 相 の 体 積 に 対 し ，飽 和蒸 気で）工事の計画 該当事項

整 合 性
設置変更許可申請書（本文）において申請した「主蒸気隔離弁漏えい抑制系止め弁」
は，本工事計画の対象
外である。

備

考

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

設置変更許可申請書（本文）
主蒸気隔離弁漏えい抑制系止め弁
個 数
1／本
漏えい率
10％／d 以下（1 個当たり）（逃がし安全弁最低設定圧力において原
子炉圧力容器気相の体積に対し，飽和
蒸気で）

ﾎ-24

24

設置変更許可申請書（本文）
逃がし安全弁型 式
バネ式（アクチュエータ付）
個 数
18
ﾎ(1)(ⅱ)-⑰容 量
約 400t／h（1 個当
たり）
吹出し場所
サプレッション・チェンバ設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
5.1.1.3.2.1 概
要(3) 逃がし安全弁＜中略＞
逃がし安全弁型式 バネ式（アクチュエータ付）
個数 18 個吹出圧力

整合性
工事の計画の「B22-F013A,B,C,D,E,F,G,H,J,K,L,
M,N,P,R,S,U,V」は，設置変更許可申請書（本文）の「逃がし安全弁」と同義であり整合している。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3工事の計画の「アクチュエータ作動の逃がし弁機能
及びバネ作動の安全弁機能」は，設置変更許可申請書 （本文） の「型式 ばね式（ アクチュエータ付）」と同義であり整合している。
工事の計画のﾎ(1)(ⅱ)-⑰は，設置変更許可申請書（本文 ）の ﾎ(1)(ⅱ)-⑰ と同 義であり整合している。

（本文十号）
逃がし安全弁設定点
逃がし弁機能第 1 段：7.52MPa［gage］2 個
第 2 段：7.59MPa［gage］4 個
第 3 段：7.66MPa［gage］4 個
第 4 段：7.73MPa［gage］4 個
第 5 段：7.80MPa［gage］4 個
・記載箇所
イ(2)(i)d.(c)

弁個数
容量／個
（吹出圧力×1.03 において）（安全弁）7.79MPa［gage］
2個
385.2t／h
8.10MPa［gage］
4個
400.5t／h
8.17MPa［gage］〃
403.9t／h
8.24MPa［gage］〃
407.2t／h
8.31MPa［gage］〃
410.6t／h

工事の計画 該当事項
【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）】（基本設計方針）
3. 原子炉冷却材の循環設備
3.4 逃がし安全弁の機能(1) 系統構成
逃がし安全弁は，アクチュエータ作動の逃がし弁機能
及びバネ作動の安全弁機能を有し，蒸気をサプレッショ
ン・チェンバのプール水中に導き，原子炉冷却系統の過度の圧力上昇を防止できる設計とする。
＜中略＞

整 合 性

備

考

【33 条 18】

吹出圧力

弁個数
容量／個
（吹出圧力において）（逃がし弁）7.37MPa［gage］
2個
354.6t／h
7.44MPa［gage］
4個
357.8t／h
7.51MPa［gage］〃
361.1t／h
7.58MPa［gage］〃
364.3t／h
7.65MPa［gage］〃
367.6t／h・設置変更許可申請書（本文十号）で使用している
逃がし安全弁の吹出圧力（逃がし弁機能）は，工事の計画で使用している逃がし安全弁の吹出圧力（逃がし弁機能）より大きくすることで，保守的な結果としている。
そのため，工事の計画で使用している逃がし安全弁の吹出圧力（逃がし弁機能）は，設置変更許可申請書（本文十号）で使用している解析条件に包絡され
る。

ﾎ-25

25

設置変更許可申請書（本文）NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3（本文十号）
逃がし安全弁（安全弁機能）にて，原子炉冷却材圧
力バウン ダリの過 度の圧力 上昇 を抑える ものとする。
・記載箇所
ハ(2)(ⅱ)a.(b)(b-1)(b-1-3)
ハ(2)(ⅱ)a.(b)(b-2)(b-2-3)
ハ(2)(ⅱ)b.(a)(a-6)
ハ(2)(ⅱ)b.(b)(b-6)
ハ(2)(ⅱ)b.(c)(c-1)(c-1-6)
ハ(2)(ⅱ)b.(c)(c-2)(c-2-6)
ハ(2)(ⅱ)b.(c)(c-3)(c-3-6)
ハ(2)(ⅱ)b.(d)(d-1)(d-1-6)
ハ(2)(ⅱ)b.(d)(d-2)(d-2-8)
ハ(2)(ⅱ)b.(f)(f-5)
ハ(2)(ⅱ)c.(b)(b-9)

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項
【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）
】
（要目表）

整 合 性

備

・設置変更許可申請書（本文十号）で使用している
逃がし安全弁の吹出圧力は，工事の計画で使用している逃がし安全弁の吹出圧力と同じであり，設置変更許可申請書（本文十号）で使用している逃がし安全弁の吹出量は，工事の計画で使用している逃がし安全弁の吹出量より小さくすることで，保守的な結果としている。
そのため，工事の計画で使用している逃がし安全
弁の吹出量は，設置変更許可申請書（本文十号）
で使用している解析条件に包絡される。

考ﾎ(1)(ⅱ)-⑰

逃がし安全弁（逃がし弁機能）にて，原子炉冷却材
圧力バウンダリの過度の圧力上昇を抑えるものとする。
・記載箇所
ハ(2)(ⅱ)b.(e)(e-7)

ﾎ(1)(ⅱ)-⑰

ﾎ-26

26

設置変更許可申請書（本文）ｄ．タービン
基数型式

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3ｅ．主復水器基数型
式

1
くし形 6 流排気
設備容量
約 1,100,000kW1
表面接触単流 3 区分式

整合性工事の計画の「主復水器」は，基数 1 を示すもの
であり，設置変更許可申請書（本文）の「基数 1」と同義であり整合している。
工事の計画の「三胴表面接触一折流 6 区分方式」
は，主復水器は三胴を有し，胴内を通過する冷却水の流れが合計 6 つあることを示しており，設置変更許可申請書（本文）の「表面接触単流 3 区分
式」は，主復水器は三胴を有し，水室内を流れる
冷却水の流れ方向は一方向であることを示している。よって，文章表現は異なるが，内容に相違はないため整合している。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
5.11 タービン設備
5.11.3 主要設備及び仕様(1) タービン
＜中略＞
タービン
形式
くし形 6 流排気式
個数
1
設備容量
約 1,100,000kW
回転数
1,500rpm
蒸気条件
圧力66.8kg／cm２g
温度
282℃
湿り度
0.4％
蒸気流量
約 6,420t／h
復水器真空度 722mmHg
5.11 タービン設備
5.11.3 主要設備及び仕様(2) 復水器及び空気抽出器＜中略＞
復水器
形式 表面接触単流 3 区分式
個数 1
排気流量
約 3,480t／hr
真空度
722mmHg
冷却水量
約 222,600m３／hr
冷却管材料
アルミブラス
海水設計温度 19℃

工事の計画 該当事項

整 合 性
設置変更許可申請書（本文）において申請した「タービン」は，
本工事計画の対象外で
ある。

備

考

【原子炉冷却系統施設（蒸気タービン）
】
（要目表）

ﾎ-27

27

設置変更許可申請書（本文）ｆ．タービン・バイパス系
系統数
1
バイパス管
材 料
炭素鋼
バイパス弁
全容量
約 1,600t／h
整合性
設置変更許可申請書（本文）の「系統数工事計画の対象外である。

1」は，本工事の計画の「4 原子炉冷却材の循環設備に係る次の事項 4.1 主蒸気系 （8）主配管の名称 材料」
はバイパス管の材料が炭素鋼であることを示しており，設 置変更許可 申請書（本文）の「バイパス管
材料 炭素鋼」と同義であり整合している。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
5.11 タービン設備
5.11.3 主要設備及び仕様(1) タービン＜中略＞
タービン・バイパス系は，主蒸気をタービンに通さずに直接復水器へ放出させる配管及び弁で構成され，定格蒸気流量の約 25％を処理する能力があり，原子炉起動，停止時，通常運転時及び過渡状態での主蒸気圧力の調整
を行なう。
＜中略＞

工事の計画 該当事項
【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）
】
（要目表）

整 合 性

備

考

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

設置変更許可申請書（本文）の「バイパス弁 全容
量 約 1,600t／h」は，本工事計画の対象外である。

（本文十号）
タービンバイパス容量 定格蒸気流量の 25％
・記載箇所
イ(2)(ⅰ)d.(c)イ(2)(ⅱ)c.(a)a)

ﾎ-28

28

設置変更許可申請書（本文）
ｇ．給水系
系統数
給水ポンプ

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

給水管

3
型 式

①うず巻式蒸気タービン駆動②うず巻式電動機駆動
容 量 ①約 3,720t／h（1 台当たり）②約 1,860t／h（1 台当たり）
台 数 ①2②2
材 料 炭素鋼設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
5.11 タービン設備
5.11.3 主要設備及び仕様(6) 給水ポンプ＜中略＞
タービン駆動
蒸気タービン
ポンプ
個数
2
2
形式
復水式
うず巻式
容量
約 11,200HP
約 3,720m３／h
全揚程
約 686m
回転数 5,200rpm
5,200rpm
電動機駆動
台数
2
形式
うず巻式
容量
約 1,860m３／h
全揚程
約 762m
電動機出力
約 7,170HP

工事の計画 該当事項
【原子炉冷却系統施設（蒸気タービン）
】
（要目表）

整 合 性

備

考

整合性
設置変更許可申請書（本文）の「系統数 3」は，本工事計画の対象外である。
設置変更許可申請書（本文）の「給水ポンプ」は，本工事計画の対象外である。
工事の計画の「4 原子炉冷却材の循環設備に係る次の事項 4.2 復水給水系 （8）主配管の名称 材料」は給水管の材料が炭素鋼であることを示しており，「給水管 材
料 炭素鋼」と同義であり整合している。

ﾎ-29

29

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

考

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

設置変更許可申請書（本文）

ﾎ-30

30

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

考

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

設置変更許可申請書（本文）

ﾎ-31

31

設置変更許可申請書（本文）(ⅲ) 冷却材の温度及び圧力
原子炉入口温度（定格出力時）
約 216℃
原子炉入口圧力（定格出力時）
約 7.1MPa[gage]
原子炉出口温度（定格出力時）
約 286℃
最高圧力（原子炉圧力高スクラム設定値）
約 7.3MPa[gage]（本文十号）
原子炉圧力は 7.03MPa[gage]，燃料被覆管温度及び冷却材の温度は 286℃とする。
・記載箇所
イ(2)(ⅱ)a.(a)a)

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3（本文十号）
給水温度の初期値は約 216℃とする。
・記載箇所
ハ(2)(ⅱ)a.(b)(b-1)(b-1-1)(b-1-1-2)

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
5.1.1.1 概要＜中略＞
定格炉心熱出力 3,293MWt
再循環回路数2
全熱伝達量
約 2,832×10９kcal／h
全冷却材流量
約 48.3×10６kg／h
系統最高使用圧力及び温度
再循環系ポンプ 11.38MPa［gage］，302℃
再循環管ポンプ吸込側
8.62 MPa［gage］，302℃
再循環管ポンプ吐出側
止め弁まで
11.38MPa［gage］，302℃
止め弁から原子炉まで
10.69MPa［gage］，302℃
再循環回路冷却材温度
原子炉圧力容器入口
約 278.9℃
原子炉圧力容器出口
約 278.3℃
蒸気圧力（蒸気ドーム） 約 6.93MPa［gage］
蒸気温度
約 286℃
蒸気湿分（原子炉圧力容器出口） 0.1％以下
最大許容系統温度変化率 55℃／h
給水温度（原子炉圧力容器入口） 約 215.6℃
冷却材体積
約 402m３

工事の計画 該当事項

整 合 性
設置変更許可申請書（本文）の「冷却材の温度及び圧力」は，本工事計画の対象外であ
る。

備

考

(2) 二次冷却設備
な し(3) 非常用冷却設備(ⅰ) 冷却材の種類
軽水(ⅱ) 主要な機器及び管の個数及び構造
ａ．非常用炉心冷却系（設計基準対象施設）
非常用炉心冷却系は，工学的安全施設の一設備であって，高圧炉心スプレイ系，低圧炉心スプレイ系，残留熱除去系（低圧注水系）及び自動減圧系から構成する。これらの各系統は，原子炉冷却材喪失事故等が起こったときは，サプレッション・チェンバのプール水又は復水貯蔵タンクの水を原子炉圧力容器内へ注水し，又は原子炉
蒸気をサプレッション・チェンバの水中に逃がし原子炉【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）】（基本設計方針）1. 原子炉冷却材
ﾎ(3)(ⅰ)-①原子炉冷却材は，通常運転時における圧力，温度及び放射線によって起こる最も厳しい条件において，核的性質として核反応断面積が核反応維持のために適切であり，熱水力的性質として冷却能力が適切であることを保持し，かつ，燃料体及び構造材の健全性を妨げることのない性質であり，通常運転時において放射線に対して化学的に安定であることを保持し得る設計とする。

5.2 非常用炉心冷却系
5.2.1 通常運転時等
5.2.1.1 概要
非常用炉心冷却系は，再循環回路のような原子炉冷却材圧力バウンダリの配管が破断し，冷却材喪失事故が発生した場合に，燃料の過熱による燃料被覆材の大破損を防ぎ，さらにこれにともなうジルコニウムと水との反応を無視しうる程度におさえる。なお，非常用炉心冷却系
は事故後長期に亘って炉心冷却を可能とするように設計

工事の計画の「原子炉冷却材」は，設置変更
許可申請書（本文）の「冷却材の種類」と同 【25 条 1】
義であり整合している。
工事の計画のﾎ(3)(ⅰ)- ① は 設 置 変 更許 可申請書（本文）の「軽水」を具体的に記載しており整合している。

5. 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備(1) 系統構成
非常用炉心冷却設備は，工学的安全施設の一設備であって，高圧炉心スプレイ系，低圧炉心スプレイ系，残留熱除去系（低圧注水系）及び自動減圧系から構成する。
これらの各系統は，原子炉冷却材喪失事故等が起こった
ときに，サプレッション・チェンバのプール水又は復水貯蔵タンクの水を原子炉圧力容器内に注水し，又は原子炉蒸気をサプレッション・チェンバのプール水中に逃が【32 条 1】

ﾎ-32

32

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

設置変更許可申請書（本文）
圧力を速やかに低下させるなどにより，ﾎ(3)(ⅱ)a.-①炉心を冷却することができる。ﾎ(3)(ⅱ)a.-②また，高圧炉心スプレイ系，低圧炉心スプレイ系，残留熱除去系（低圧注水系）及びﾎ(3)(ⅱ)a.-③自動減圧系は，想定される重大事故等時においても使用する。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項される｡
この系統は，低圧炉心スプレイ系，残留熱除去系（低圧注水系），高圧炉心スプレイ系及び自動減圧系からなる。
この系統は，原子炉水位異常低下信号又はドライウェ
ル圧力高信号(ただし自動減圧系は両方の同時信号)により自動起動する。外部電源喪失時にも，低圧炉心スプレ
イ系，残留熱除去系（低圧注水系）は独立 2 系統の母線
及びディーゼル発電機により（残留熱除去系（低圧注水系）ポンプ 2 台が，l 台のディーゼル発電機に，残り残留熱除去系（低圧注水系）ポンプ 1 台と低圧炉心スプレイ
系ポンプ 1 台がもう 1 台のディーゼル発電機に接続される｡）高圧炉心スプレイ系は専用の母線及びディーゼル発電機により，また，自動減圧系はバッテリーにより作動する。
次に各系統の概要を述べる。

工事の計画 該当事項
し原子炉圧力を速やかに低下させるなどにより， ﾎ(3)(ⅱ)a.-①炉心を冷却し，燃料被覆材の温度が燃料材の溶融又は燃料体の著しい破損を生ずる温度を超えて上昇することを防止できる設計とするとともに，燃料の過熱による燃料被覆材の大破損を防ぎ，さらにこれにともなうジルコニウムと水との反応を無視しうる程度におさえ，著しく多量の水素を生じない設計とする。
＜中略＞

5.7 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
5.7.1 概要
＜中略＞
また，想定される重大事故等時において，設計基準事
故対処設備である高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系が使用できる場合は重大事故等対処設備として使用する。高圧炉心スプレイ系については，「5.2 非常用炉
心冷却系」，原子炉隔離時冷却系については，「5.3 原子炉隔離時冷却系」に記載する。

5.1 高圧炉心スプレイ系及び低圧炉心スプレイ系(1) 系統構成＜中略＞
ﾎ(3)(ⅱ)a.-②原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備として，想定される重大事故等時において，設計基準事故対処設備である高圧
炉心スプレイ系が使用できる場合は重大事故等対処設備として使用できる設計とする。
＜中略＞

5.9 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための 設備
5.9.1 概要
＜中略＞
また，想定される重大事故等時において，設計基準事
故対処設備である残留熱除去系（低圧注水系），残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）及び低圧炉心スプレイ系が使用できる場合は，重大事故等対処設備として使用する。残留熱除去系（低圧注水系）及び残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）については，「5.4 残留熱除去系」に記載する。低圧炉心スプレイ系については，「5.2 非常用
炉心冷却系」に記載する。

整 合 性

備

考

工事の計画のﾎ(3)(ⅱ)
a . -① は，設 置変更許可申 請 書 （本 文） の ﾎ(3)(ⅱ)a.-①を具体的に記載しており整合している。

工事の計画のﾎ(3)(ⅱ) 【60 条 4】
a . -② は，設 置変更許可申 請 書 （本 文） の ﾎ(3)(ⅱ)a.-②を具体的に記載しており整合している。

【62 条 3】ﾎ(3)(ⅱ)a.-②原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備として，想定される重大事故等時において，設計基準事故対処設備である低圧炉心スプレイ系が使用できる場合は，重大事故等対処設
備として使用できる設計とする。
＜中略＞
5.3 低圧注水系(1) 系統構成＜中略＞
ﾎ(3)(ⅱ)a.-②原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備として，想定される重大事故等時において，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水系）が使用できる場合は，重大事故等対処設備として使用できる設計とする。
＜中略＞【62 条 3】

ﾎ-33

33

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
5.8 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
5.8.1 概要
原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の減圧機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉冷却材圧力バウ
ンダリを減圧するために必要な重大事故等対処設備を設
置及び保管する。
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備の系統概略図を第 5.8−1 図から第 5.8−4 図に示す。

工事の計画 該当事項
3.4 逃がし安全弁の機能(1) 系統構成＜中略＞
ﾎ(3)(ⅱ)a.-③原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の減圧機能が喪失した場合においても炉心の著しい損
傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するために必要な重大事故等対処設備として，逃がし安全弁を設ける設計とする。
＜中略＞

整 合 性

備

考

工事の計画のﾎ(3)(ⅱ) 【61 条 1】
a . -③ は設置 変更許可
申請書（本文）のﾎ(3)( ⅱ) a.-③ を具 体的に記載しており整合している。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

5.8.2 設計方針
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備の
うち，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧時に炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するための設備として逃がし安全弁を設ける。

ﾎ-34

34

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項
【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）
】
（要目表）

整 合 性

備

考

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

設置変更許可申請書（本文）

ﾎ(3)(ⅱ)a.-③

ﾎ-35

35

設置変更許可申請書（本文）(a) 高圧炉心スプレイ系
原子炉冷却材圧力バウンダリの配管の小破断から最大破断に至るまでの全ての破断に対して専用の非常用電源を有している電動機駆動ポンプによりサプレッション・
チェンバのプール水又は復水貯蔵タンクの水を炉心上部より炉心へスプレイして燃料の過熱を防止する。
系 統 数
1
流
量
約 1,440t／h ﾎ(3)(ⅱ)a.-④
ポンプ台数
1

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3（本文十号）
高圧炉心スプレイ流量（定格値） 1,419m３／h
・記載箇所
ロ(2)(i)a.(k)ハ(2)(ⅱ)b.(d)(d-2)(d-2-7)・設置変更許可申請書（本文十号）では，高圧炉心ス
プレイ系ポンプの容量に対して，高圧炉心スプレイ
系の注水流量を小さくすることで，保守的な結果としている。
そのため，工事の計画で使用している高圧炉心スプ
レイ系ポンプの容量は，設置変更許可申請書（本文十号）で使用している解析条件に包絡される。
（本文十号）
高圧炉心スプレイ流量 145m３／h 〜1,506m３／h
・記載箇所
ハ(2)(ⅱ)b.(e)(e-10)
・設置変更許可申請書（本文十号）では，高圧炉心ス
プレイ系ポンプの容量に対して，高圧炉心スプレイ
系の注水流量を小さくすることで，保守的な結果としている。
そのため，工事の計画で使用している高圧炉心スプ
レイ系ポンプの容量は，設置変更許可申請書（本文十号）で使用している解析条件に包絡される。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
5.2.1.3 主要設備及び仕様(3) 高圧炉心スプレイ系
高圧炉心スプレイ系の系統概要を第 5.2−3 図に示す。
高圧炉心スプレイ系は，高圧炉心スプレイ系ポンプ 1台，配管・弁類及び計測制御装置からなり，冷却材喪失
時には，低圧注水系，低圧炉心スプレイ系及び自動減圧系と連携して，炉心を冷却する機能を有する。
本系統は，原子炉水位異常低下（レベル２）信号又はドライウェル圧力高信号により自動起動し，サプレッション・チェンバの水又は復水貯蔵タンクの水を炉心上に取付けられたスパージャ・ヘッダのノズルから，燃料集
合体上にスプレイすることによって，炉心を冷却する。
また，原子炉水位高（レベル８）信号で注水を自動的に
停止する。
＜中略＞
5.2.1.3 主要設備及び仕様(3) 高圧炉心スプレイ系＜中略＞
設備の主要仕様を以下に示す。
系統数
1
系統設計流量
約 1,440m３／h
系統最高使用温度
100℃
系統最高使用圧力10.69MPa［gage］
ポンプ形式
多段たて形式台数1
流量
約 1,440m３／h
全揚程
約 257m材料
ケーシング：鋳鋼
軸 ：ステンレス鋼
翼 ：ステンレス鋼工事の計画 該当事項
【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）】（基本設計方針）
5.1 高圧炉心スプレイ系及び低圧炉心スプレイ系(1) 系統構成
高圧炉心スプレイ系は，原子炉冷却材圧力バウンダリの配管の小破断から最大破断に至るまでの全ての破断に対して専用の非常用電源を有している電動機駆動ポンプ
によりサプレッション・チェンバのプール水又は復水貯蔵タンクの水を炉心上部より炉心へスプレイして燃料の過熱を防止する設計とする。
＜中略＞【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）
】
（要目表）

整 合 性

備

考

設 置 変 更 許 可 申 請 書 【32 条 5】（本文）の「系統数1」については，添付図面第 4-4-1-3 図「非常用炉心冷却設備その他
原子炉注水設備（高圧
炉心スプレイ系）の系
統図（1／2）」に記載しており整合している。
工 事 の 計 画 の ﾎ(3)(ⅱ)a.-④は，設置変更許可申請書（本文 ） の ﾎ (3)( ⅱ )a.- ④を含んでおり整合している。

ﾎ(3)(ⅱ)a.-④

ﾎ-36

36

設置変更許可申請書（本文）(b) 低圧炉心スプレイ系
再循環回路配管の完全破断のような原子炉冷却材喪失
時に，非常用電源設備に結ばれた電動機駆動ポンプによりサプレッション・チェンバのプール水を炉心上部より炉心にスプレイして，燃料の過熱を防止する。
系 統 数
1
流
量
約 1,440t／h ﾎ(3)(ⅱ)a.-⑤
ポンプ台数
1

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3（本文十号）
低圧炉心スプレイ流量（定格値） 1,419m３／h
・記載箇所
ロ(2)(i)a.(k)ハ(2)(ⅱ)b.(b)(b-7)
ハ(2)(ⅱ)b.(g)(g-6)（本文十号）
低圧炉心スプレイ流量（最大） 1,561m３／h
・記載箇所
ハ(2)(ⅱ)b.(b)(b-7)
ハ(2)(ⅱ)b.(g)(g-6)
・設置変更許可申請書（本文十号）では，低圧炉心ス
プレイ系ポンプの容量に対して，注水流量を小さくすることで，保守的な結果としている。
そのため，工事の計画で使用している低圧炉心スプ
レイ系ポンプの容量は，設置変更許可申請書（本文十号）で使用している解析条件に包絡される。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
5.2.1.3 主要設備及び仕様(1) 低圧炉心スプレイ系
低圧炉心スプレイ系の系統構成は第 5.2−1 図に示すように 1 系統からなり，燃料被覆材の大破損及びジルコニ
ウム−水反応を無視しうる程度におさえる容量をもっている。
この系統は，サプレッション・チェンバ内のプール水を炉心上にとりつけられたスパージャ・ヘッダのノズルから，燃料集合体上にスプレイすることによって，炉心を冷却する。スプレイされた水は炉心の約 2／3 を再び浸す。その後ジェット・ポンプ混合室上端から溢れ出た水は，破断口から溢流しドライウェル底部にたまり，水位がベント管口に達すると，サプレッション・チェンバにもどり，再びスプレイ水として循環する。この後の崩壊熱等の除去は，「9.1.1.4.1.4 格納容器スプレイ冷却系」に記述するように残留熱除去系の熱交換器によって行な
われる。
＜中略＞
次に低圧炉心スプレイ系の主要な設計仕様を示す。
系統数
1
系統設計流量
約 1,440m３／h
系統最高使用温度
100℃
系統最高使用圧力
4.14MPa［gage］
ポンプ
形式
たて形電動うず巻式
台数
1
流量
約 1,440m３／h
全揚程
約 205m材料
ケーシング：鋳鋼
軸 ：ステンレス鋼
翼 ：ステンレス鋼工事の計画 該当事項
【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）】（基本設計方針）
5.1 高圧炉心スプレイ系及び低圧炉心スプレイ系(1) 系統構成＜中略＞
低圧炉心スプレイ系は，再循環回路配管の完全破断のような原子炉冷却材喪失時に，非常用電源設備に結ばれた電動機駆動ポンプによりサプレッション・チェンバのプール水を炉心上部より炉心にスプレイして，燃料の過熱を防止する設計とする。
＜中略＞【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）
】
（要目表）

整 合 性

備

考

設 置 変 更 許 可 申 請 書 【32 条 6】（本文）の「系統数1」については，添付図面第 4-4-2-3 図「非常用炉心冷却設備その他
原子炉注水設備（低圧
炉心スプレイ系）の系
統図（1／2）」に記載しており整合している。
工事の計画のﾎ(3)(ⅱ)
a . -⑤ は，設 置変更許可申 請 書 （本 文） の ﾎ(3)(ⅱ)a.-⑤を含んでおり整合している。

ﾎ(3)(ⅱ)a.-⑤

ﾎ-37

37

設置変更許可申請書（本文）NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3(c) 残留熱除去系（低圧注水系）
炉心スプレイ系とは独立して，再循環回路の完全破断のような原子炉冷却材喪失時に，非常用電源設備に結ばれた電動機駆動ポンプによりサプレッション・チェンバのプール水を炉心内に注水し，炉心を水浸けにすること
により，燃料の過熱を防止する。
系 統 数
3
流
量
約 1,690t／h（ポンプ 1 台当たり）
ﾎ(3)(ⅱ)a.-⑥
ポンプ台数
3
整合性
設置変更許可申請書（本文）の「系統数 3」について
は，添付図面第 4-4-4-1 図「非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧注水系）の系統図（1／4）
」，
添付図面第 4-4-4-1 図「非常用炉心冷却設備その他原
子炉注水設備（低圧注水系）の系統図（3／4）」に記載しており整合している。
工事の計画のﾎ(3)(ⅱ)a.-⑥は，設置変更許可申請書（本文）の ﾎ(3)(ⅱ)a.-⑥ を含んでおり整合している。
（本文十号）
低圧注水系流量（定格値） 1,605 m３／h
・記載箇所
ロ(2)(i)a.(k)ハ(2)(ⅱ)b.(b)(b-8)
ハ(2)(ⅱ)b.(c)(c-1)(c-1-9)ハ(2)(ⅱ)b.(c)(c-2)(c-2-9)ハ(2)(ⅱ)b.(c)(c-3)(c-3-10)
ハ(2)(ⅱ)b.(d)(d-1)(d-1-10)
ハ(2)(ⅱ)e.(a)(a-9)
ハ(2)(ⅱ)e.(c)(c-7)（本文十号）
低圧注水系流量（最大） 1,676m３／h
・記載箇所
ハ(2)(ⅱ)b.(b)(b-8)
ハ(2)(ⅱ)b.(c)(c-1)(c-1-9)ハ(2)(ⅱ)b.(c)(c-2)(c-2-9)ハ(2)(ⅱ)b.(c)(c-3)(c-3-10)
ハ(2)(ⅱ)b.(d)(d-1)(d-1-10)

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
5.2.1.3 主要設備及び仕様(2) 低圧注水系
残留熱除去系（低圧注水系）の系統概要を第 5.2−2 図に示す。
残留熱除去系（低圧注水系）は，残留熱除去系ポンプ 3台，配管・弁類及び計測制御装置からなり，冷却材喪失
時には，低圧炉心スプレイ系，高圧炉心スプレイ系及び自動減圧系と連携して，炉心を冷却する機能を有する。
本系統は，「5.4 残留熱除去系」原子炉停止時の崩壊熱除去を目的とする残留熱除去系のうち一つのモードを使用する。
本系統は，原子炉水位異常低下（レベル１）信号又はドライウェル圧力高信号（ただし，自動減圧系は両方の同時信号）により自動起動し，サプレッション・プール
水を，ポンプを介して直接原子炉圧力容器シュラウド内に注入し，炉心水位を炉心の約 2／3 の高さまで回復させ水浸けすることにより炉心を冷却する。
＜中略＞

工事の計画 該当事項
【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）】（基本設計方針）
5.3 低圧注水系(1) 系統構成
残留熱除去系（低圧注水系）は，炉心スプレイ系とは独立して，再循環回路の完全破断のような原子炉冷却材喪失時に，非常用電源設備に結ばれた電動機駆動ポンプ
によりサプレッション・チェンバのプール水を炉心内に注水し，炉心を水浸けにすることにより，燃料の過熱を防止する設計とする。
＜中略＞【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）
】
（要目表）

整 合 性

備

考

【32 条 7】ﾎ(3)(ⅱ)a.-⑥

5.4 残留熱除去系
5.4.1 通常運転時等
5.4.1.3 主要設備及び仕様
＜中略＞
ポンプ
形式
たて形電動うず巻式
台数
3
流量
約 1,690m３／h（1 台当たり）
全揚程
約 85m
材料
ケーシング：鋳鋼
軸 ：ステンレス鋼
翼 ：ステンレス鋼＜中略＞
・設置変更許可申請書（本文十号）では，残留熱除去系ポンプの容量に対して，注水流量を小さくすることで，保守的な結果としている。
そのため，工事の計画で使用している残留熱除去系
ポンプの容量は，設置変更許可申請書（本文十号）
で使用している解析条件に包絡される。

ﾎ-38

38

設置変更許可申請書（本文）(d) 自動減圧系
ﾎ(3)(ⅱ)a.-⑦弁個数
7 個（各々約 16.7％容量）
ﾎ(3)(ⅱ)a.-⑧（主蒸気系の逃がし安全弁と兼用）
ﾎ(3)(ⅱ)a.-⑨弁容量
約 360t／h（ 1 個 当 た り ， 約 7.76MPa［gage］において）設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
5.2.1.3 主要設備及び仕様(4) 自動減圧系＜中略＞以下に自動減圧系の主要な設計仕様を示す。
弁個数7（各々約 16.7％容量）
弁容量（各々） 約 360t／h（1 個当たり，約 7.76MPa［gage］
において）工事の計画 該当事項

整 合 性

備
考
自動減圧系機能を有する弁は 7 台あるものの，6 台
で 100％容量を有している。
16.7×6＝100.2【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）
】
（要目表）

工事の計画のﾎ(3)(ⅱ)a.-⑦は，設置変更許可申請書（本文）のﾎ(3)(ⅱ)a.-⑦と同義であり整合している。
ﾎ(3)(ⅱ)a.-⑨「B22-F013B,C,F,H,K,L,R」は，設置変更許可申請書（本文）におけるﾎ(3)(ⅱ)a.-⑧を「原子炉冷却系統施設」のうち「原子炉冷却材の循環設備」に整理しており整合している。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3工事の計画のﾎ(3)(ⅱ)a.-⑨は，設置変更許可申請書（本文）のﾎ(3)(ⅱ)a.-⑨と同義であり整合している。

（本文十号）
逃がし弁機能第 1 段：7.37MPa［gage］2 個，354.6t/h（1 個当たり）
第 2 段：7.44MPa［gage］4 個，357.8t/h（1 個当たり）
第 3 段：7.51MPa［gage］4 個，361.1t/h（1 個当たり）
第 4 段：7.58MPa［gage］4 個，364.3t/h（1 個当たり）
第 5 段：7.65MPa［gage］4 個，367.6t/h（1 個当たり）安全弁機能
第 1 段：7.79MPa［gage］2 個，385.2t/h（1 個当たり）
第 2 段：8.10MPa［gage］4 個，400.5t/h（1 個当たり）
第 3 段：8.17MPa［gage］4 個，403.9t/h（1 個当たり）
第 4 段：8.24MPa［gage］4 個，407.2t/h（1 個当たり）
第 5 段：8.31MPa［gage］4 個，410.6t/h（1 個当たり）・記載箇所
ハ(2)(ⅱ)b.(a)(a-6)
ハ(2)(ⅱ)b.(b)(b-6)
ハ(2)(ⅱ)b.(c)(c-1)(c-1-6)
ハ(2)(ⅱ)b.(c)(c-2)(c-2-6)
ハ(2)(ⅱ)b.(c)(c-3)(c-3-6)
ハ(2)(ⅱ)b.(d)(d-1)(d-1-6)
ハ(2)(ⅱ)b.(d)(d-2)(d-2-8)
ハ(2)(ⅱ)b.(f)(f-5)
ハ(2)(ⅱ)b.(g)(g-8)
ハ(2)(ⅱ)c.(b)(b-9)

・設置変更許可申請書（本文十号）で使用している逃がし安全弁の吹出圧力は，工事の計画で使用している逃がし安全弁の吹出圧力と同じであり，設置変更許可申請書（本文十号）
で使用している逃がし安全弁の吹出量は，工事の計画で使用している逃がし安全弁の吹出量より小さくすることで，保守的な結果としている。
そのため，工事の計画で使用している逃がし
安全弁の吹出量は，設置変更許可申請書（本文十号）で使用している解析条件に包絡される。

ﾎ(3)(ⅱ)a.-⑨

ﾎ(3)(ⅱ)a.-⑦

ﾎ-39

39

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

ｂ．重大事故等対処設備(a) 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷を防止するために必要なﾎ(3)(ⅱ)b.-①重大事故等対処設備を設置する。

5.7 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
5.7.1 概要
原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷を防止するために必要な重大事故等対処設備を設置する。
＜中略＞
また，想定される重大事故等時において，設計基準事
故対処設備である高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系が使用できる場合は重大事故等対処設備として使用する。高圧炉心スプレイ系については，「5.2 非常用炉
心冷却系」，原子炉隔離時冷却系については，「5.3 原子炉隔離時冷却系」に記載する。
5.7.2 設計方針
原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備のうち，炉心を冷却するための設備として，高圧代替注水系を設ける。また，設計基準事故対処設備である高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系が全交流動力電源及び常設直流電源系統の機能喪失により起動できない，かつ，中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動できない場合に，高圧代替注水
系及び原子炉隔離時冷却系を現場操作により起動させる。

工事の計画 該当事項
【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）】（基本設計方針）
5.1 高圧炉心スプレイ系及び低圧炉心スプレイ系(1) 系統構成＜中略＞
ﾎ(3)(ⅱ)b.-①原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備として，想定される重大事故等時において，設計基準事故対処設備である高圧
炉心スプレイ系が使用できる場合は重大事故等対処設備として使用できる設計とする。
＜中略＞

整 合 性

備

工事の計画のﾎ(3)(ⅱ)
b . -① は設置 変更許可
申請書の ﾎ(3)(ⅱ)b.①を具体的に記載しており整合している。

【60 条 4】(2) 多様性，位置的分散等
高圧炉心スプレイ系ポンプ，低圧炉心スプレイ系ポン
プ及びサプレッション・チェンバは，設計基準事故対処設備であるとともに，重大事故等時においても使用するため，重大事故等対処設備としての基本方針に示す設計方針を適用する。ただし，多様性及び独立性並びに位置的分散を考慮すべき対象の設計基準事故対処設備はない
ことから，重大事故等対処設備の基本方針のうち「5.1.2
多様性，位置的分散等」に示す設計方針は適用しない。

考【60 条 15】【62 条 46】

5.2 原子炉隔離時冷却系(1) 系統構成
ﾎ(3)(ⅱ)b.-①原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備として，想定される重大事故等時において，設計基準事故対処設備である原子炉隔離時冷却系が使用できる場合は重大事故等対処設備として使用できる設計とする。
原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷を防止するために必要なﾎ(3)(ⅱ)b.-①重大事故等対処設備として，
設計基準事故対処設備である高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系が全交流動力電源及び常設直流電源系
統の機能喪失により起動できない，かつ，中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動できない場合に，原子炉隔離時冷却系を現場操作により起動できる設計と
する。
＜中略＞

【60 条 4】【60 条 1】【60 条 15】(2) 多様性，位置的分散等
原子炉隔離時冷却系ポンプは，設計基準事故対処設備であるとともに，重大事故等時においても使用するため，重大事故等対処設備としての基本方針に示す設計方
針を適用する。ただし，多様性及び独立性並びに位置的分散を考慮すべき対象の設計基準事故対処設備はないことから，重大事故等対処設備の基本方針のうち「5.1.2

ﾎ-40

40

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

設置変更許可申請書（本文）

ﾎ(3)(ⅱ)b.-②原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備のうち，炉心を冷却するための設備として，高圧代替注水系を設ける。また，
設計基準事故対処設備である高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系が全交流動力電源及び常設直流電源系
統の機能喪失により起動できない，かつ，中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動できない場合に，高圧代替注水系及び原子炉隔離時冷却系を現場操作により起動させる。ﾎ(3)(ⅱ)b.-③さらに，事象進展抑制のための設備として，ほう酸水注入系を設ける。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

5.7.1 概要
原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷を防止するために必要な重大事故等対処設備を設置する。
＜中略＞
5.7.2 設計方針
原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備のうち，炉心を冷却するための設備として，高圧代替注水系を設ける。また，設計基準事故対処設備である高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系が全交流動力電源及び常設直流電源系統の機能喪失により起動できない，かつ，中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動できない場合に，高圧代替注水
系及び原子炉隔離時冷却系を現場操作により起動させる。

工事の計画 該当事項
多様性，位置的分散等」に示す設計方針は適用しない。

整 合 性

備

考

5.4 ほう酸水注入系(1) 系統構成
ﾎ(3)(ⅱ)b.-①原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備のうち，事象進展抑制のための設備として，ほう酸水注入系を設ける設計とする。
＜中略＞【60 条 2】

5.5 高圧代替注水系(1) 系統構成
原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷を防止するために必要なﾎ(3)(ⅱ)b.-①重大事故等対処設備として，
高圧代替注水系を設ける設計とする。また，設計基準事
故対処設備である高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時
冷却系が全交流動力電源及び常設直流電源系統の機能喪失により起動できない，かつ，中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動できない場合に，高圧代替注
水系を現場操作により起動できる設計とする。
＜中略＞【60 条 1】

5.5 高圧代替注水系(1) 系統構成
ﾎ(3)(ⅱ)b.-②原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷を防止するために必要な重大事故等対処設備として，
高圧代替注水系を設ける設計とする。また，設計基準事
故対処設備である高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時
冷却系が全交流動力電源及び常設直流電源系統の機能喪失により起動できない，かつ，中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動できない場合に，高圧代替注
水系を現場操作により起動できる設計とする。
＜中略＞

工事の計画のﾎ(3)(ⅱ)
b . -② は設置 変更許可
申請書の ﾎ(3)(ⅱ)b.②と同義であり整合している。

5.2 原子炉隔離時冷却系(1) 系統構成＜中断＞
ﾎ(3)(ⅱ)b.-②原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷を防止するために必要な重大事故等対処設備として，
設計基準事故対処設備である高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系が全交流動力電源及び常設直流電源系
統の機能喪失により起動できない，かつ，中央制御室か【60 条 1】【60 条 1】

ﾎ-41

41

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項
らの操作により高圧代替注水系を起動できない場合に，原子炉隔離時冷却系を現場操作により起動できる設計と
する。
＜中略＞

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

5.4 ほう酸水注入系(1) 系統構成
ﾎ(3)(ⅱ)b.-③原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備のうち，事象進展抑制のための設備として，ほう酸水注入系を設ける設計とする。
ﾎ(3)(ⅱ)b.-③高圧代替注水系及び原子炉隔離時冷却系を用いた発電用原子炉への高圧注水により原子炉水位を維持できない場合を想定した重大事故等対処設備として，ほう酸水注入系は，ほう酸水注入ポンプにより，ほう酸水貯蔵タンクのほう酸水を原子炉圧力容器へ注入することで，重大事故等の進展を抑制できる設計とする。
＜中略＞

また，原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するために必要な設備として，逃がし安全弁（安全弁機能）を使用する。

(a-1) フロントライン系故障時に用いる設備(a-1-1) 高圧代替注水系による発電用原子炉の冷却
高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系が機能喪失した場合の重大事故等対処設備として，高圧代替注水
系は，蒸気タービン駆動ポンプによりサプレッション・
チェンバのプール水を高圧炉心スプレイ系等を経由して，原子炉圧力容器へ注水することで炉心を冷却できる設計とする。

5.7.2 設計方針
(1) フロントライン系故障時に用いる設備
ａ．高圧代替注水系による発電用原子炉の冷却＜中略＞
高圧代替注水系は，蒸気タービン駆動ポンプである常設高圧代替注水系ポンプ，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，蒸気タービン駆動ポンプによりサプレッショ
ン・チェンバのプール水を高圧炉心スプレイ系等を経由して，原子炉圧力容器へ注水することで炉心を冷却できる設計とする。また，原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧
時に発電用原子炉を冷却するために必要な設備として，逃がし安全弁（安全弁機能）を使用する。
＜中略＞

3.4 逃がし安全弁の機能(1) 系統構成＜中略＞
原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するために必要な重大事故等対処設備として，逃がし安全弁（安全弁機能）を使用する。
＜中略＞(2) 多様性，位置的分散等
逃がし安全弁（安全弁機能）は，設計基準事故対処設備であるとともに，重大事故等時においても使用するため，重大事故等対処設備としての基本方針に示す設計方
針を適用する。ただし，多様性及び独立性並びに位置的分散を考慮すべき対象の設計基準事故対処設備はないことから，重大事故等対処設備の基本方針のうち「5.1.2
多様性，位置的分散等」に示す設計方針は適用しない。

5.7.2 設計方針
(1) フロントライン系故障時に用いる設備
ａ．高圧代替注水系による発電用原子炉の冷却
高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系が機能喪失した場合の重大事故等対処設備として，高圧代替注水系を使用する。
高圧代替注水系は，蒸気タービン駆動ポンプである常設高圧代替注水系ポンプ，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，蒸気タービン駆動ポンプによりサプレッショ
ン・チェンバのプール水を高圧炉心スプレイ系等を経由して，原子炉圧力容器へ注水することで炉心を冷却できる設計とする。また，原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧
時に発電用原子炉を冷却するために必要な設備として，

5.5 高圧代替注水系(1) 系統構成

整 合 性

備

考

工事の計画のﾎ(3)(ⅱ)
b . -③ は設置 変更許可
申請書の ﾎ(3)(ⅱ)b.③を具体的に記載しており整合している。

【60 条 2】【60 条 13】【60 条 3】【60 条 15】

＜中略＞
高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系が機能喪失した場合の重大事故等対処設備として，高圧代替注水
系は，蒸気タービン駆動ポンプによりサプレッション・
チェンバのプール水を高圧炉心スプレイ系等を経由して，原子炉圧力容器へ注水することで炉心を冷却できる設計とする。
＜中略＞【60 条 6】

【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3. 圧力低減設備その他の安全設備

ﾎ-42

42

設置変更許可申請書（本文）高圧代替注水系は，常設代替交流電源設備，可搬型代
替交流電源設備，常設代替直流電源設備又は可搬型代替
直流電源設備からの給電が可能な設計とし，中央制御室からの操作が可能な設計とする。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

高圧代替注水系は，常設代替交流電源設備，可搬型代
替交流電源設備，常設代替直流電源設備又は可搬型代替
直流電源設備からの給電が可能な設計とし，中央制御室からの操作が可能な設計とする。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
逃がし安全弁（安全弁機能）を使用する。

工事の計画 該当事項
3.2 原子炉格納容器安全設備
3.2.8 高圧代替注水系＜中略＞
高圧代替注水系は，蒸気タービン駆動ポンプによりサ
プレッション・チェンバのプール水を高圧炉心スプレイ系等を経由して，原子炉圧力容器へ注水することで溶融
炉心を冷却できる設計とする。
＜中略＞

整 合 性

備

【66 条 26】

【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）】（基本設計方針）
5.5 高圧代替注水系(1) 系統構成＜中略＞
高圧代替注水系は，常設代替交流電源設備，可搬型代
替交流電源設備，常設代替直流電源設備又は可搬型代替
直流電源設備からの給電が可能な設計とし，中央制御室からの操作が可能な設計とする。
＜中略＞【60 条 7】

【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3.2.8 高圧代替注水系＜中略＞
高圧代替注水系は，常設代替交流電源設備，可搬型代
替交流電源設備，常設代替直流電源設備又は可搬型代替
直流電源設備からの給電が可能な設計とし，中央制御室からの操作が可能な設計とする。
＜中略＞

また，高圧代替注水系は，常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，常設代替直流電源設備及び可搬型代替直流電源設備の機能喪失により中央制御室からの操作ができない場合においても，現場での人力による弁の操作により，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策
及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間にわたり，発電用原子炉の冷却を継続できる設計とする。なお，人力による措置は容易に行える設計とする。

また，高圧代替注水系は，常設代替交流電源装置，可搬型代替交流電源設備，常設代替直流電源設備及び可搬型代替直流電源設備の機能喪失により中央制御室からの操作ができない場合においても，現場での人力による弁の操作により，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策
及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間にわたり，発電用原子炉の冷却を継続できる設計とする。なお，人力による措置は容易に行える設計とする。
＜中略＞【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。）
】
（基本設
計方針）
5.5 高圧代替注水系(1) 系統構成＜中略＞
高圧代替注水系は，常設代替交流電源設備，可搬型代
替交流電源設備，常設代替直流電源設備及び可搬型代替
直流電源設備の機能喪失により中央制御室からの操作ができない場合においても，現場での人力による弁の操作により，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原
子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間にわたり，発電用原子炉の冷却を継続できる設計とする。なお，人力による措置は容易に行える設
計とする。
＜中略＞

(a-2) サポート系故障時に用いる設備(a-2-1) 原子炉隔離時冷却系の現場操作による発電用原子炉の冷却

5.7.1 概要
原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能

5.2 原子炉隔離時冷却系(1) 系統構成＜中略＞

考【66 条 27】【60 条 8】

ﾎ-43

43

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

設置変更許可申請書（本文）
ﾎ(3)(ⅱ)b.-④全交流動力電源及び常設直流電源系統の機能喪失により，高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時
冷却系での発電用原子炉の冷却ができない場合であって，中央制御室からの操作により高圧代替注水系が起動できない場合の重大事故等対処設備として，原子炉隔離時冷却系を現場操作により起動させて使用する。

原子炉隔離時冷却系は，全交流動力電源及び常設直流電源系統が機能喪失した場合においても，現場で弁を人力操作することにより起動し，蒸気タービン駆動ポンプ
によりサプレッション・チェンバのプール水を原子炉圧
力容器へ注水することで原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間にわたり，発電用原子炉の冷却を継続できる設計とする。なお，人力による措置は容易に行える設計とする。

(a-2-2) 代替電源設備による原子炉隔離時冷却系の復旧
全交流動力電源が喪失し，原子炉隔離時冷却系の起動又は運転継続に必要な直流電源を所内常設直流電源設備
により給電している場合は，所内常設直流電源設備の蓄電池が枯渇する前に常設代替交流電源設備，可搬型代替
直流電源設備又は可搬型代替交流電源設備により原子炉隔離時冷却系の運転継続に必要な直流電源を確保する。
原子炉隔離時冷却系は，常設代替交流電源設備，可搬型代替直流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電により機能を復旧し，蒸気タービン駆動ポンプによりサプレッション・チェンバのプール水を原子炉圧力容器へ注水することで炉心を冷却できる設計とする。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項が喪失した場合においても炉心の著しい損傷を防止するために必要な重大事故等対処設備を設置する。
＜中略＞
5.7.2 設計方針
原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備のうち，炉心を冷却するための設備として，高圧代替注水系を設ける。また，設計基準事故対処設備である高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系が全交流動力電源及び常設直流電源系統の機能喪失により起動できない，かつ，中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動できない場合に，高圧代替注水
系及び原子炉隔離時冷却系を現場操作により起動させる。
(2) サポート系故障時に用いる設備
ａ．原子炉隔離時冷却系の現場操作による発電用原子炉の冷却＜中略＞
原子炉隔離時冷却系は，全交流動力電源及び常設直流電源系統が機能喪失した場合においても，現場で弁を人力操作することにより起動し，蒸気タービン駆動ポンプ
によりサプレッション・チェンバのプール水を原子炉圧
力容器へ注水することで原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間にわたり，発電用原子炉の冷却を継続できる設計とする。なお，人力による措置は容易に行える設計とする。
＜中略＞
ｂ．代替電源設備による原子炉隔離時冷却系の復旧
全交流動力電源が喪失し，原子炉隔離時冷却系の起動又は運転継続に必要な直流電源を所内常設直流電源設備
により給電している場合は，所内常設直流電源設備の蓄電池が枯渇する前に常設代替交流電源設備，可搬型代替
直流電源設備又は可搬型代替交流電源設備により原子炉隔離時冷却系の運転継続に必要な直流電源を確保する。
原子炉隔離時冷却系は，常設代替交流電源設備，可搬型代替直流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電により機能を復旧し，蒸気タービン駆動ポンプによりサプレッション・チェンバのプール水を原子炉圧力容器へ注水することで炉心を冷却できる設計とする。
＜中略＞

工事の計画 該当事項
ﾎ(3)(ⅱ)b.-④原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷を防止するために必要な重大事故等対処設備として，
設計基準事故対処設備である高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系が全交流動力電源及び常設直流電源系
統の機能喪失により起動できない，かつ，中央制御室からの操作により高圧代替注水系を起動できない場合に，原子炉隔離時冷却系を現場操作により起動できる設計と
する。

整 合 性
工 事 の 計 画 の ﾎ(3)(ⅱ)b.-④は設置変
更 許 可 申 請 書 の ﾎ(3)(ⅱ)b.-④と同義であり整合している。

備考【60 条 1】

原子炉隔離時冷却系は，全交流動力電源及び常設直流電源系統が機能喪失した場合においても，現場で弁を人力操作することにより起動し，蒸気タービン駆動ポンプ
によりサプレッション・チェンバのプール水を原子炉圧
力容器へ注水することで原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間にわたり，発電用原子炉の冷却を継続できる設計とする。なお，人力による措置は容易に行える設計とする。

【60 条 10】

全交流動力電源が喪失し，原子炉隔離時冷却系の起動又は運転継続に必要な直流電源を所内常設直流電源設備
により給電している場合は，所内常設直流電源設備の蓄電池が枯渇する前に常設代替交流電源設備，可搬型代替
直流電源設備又は可搬型代替交流電源設備により原子炉隔離時冷却系の運転継続に必要な直流電源を確保する設計とする。
原子炉隔離時冷却系は，常設代替交流電源設備，可搬型代替直流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電により機能を復旧し，蒸気タービン駆動ポンプによりサプレッション・チェンバのプール水を原子炉圧力容器へ注水することで炉心を冷却できる設計とする。
＜中略＞【60 条 12】【計測制御系統施設】（基本設計方針）
2. 計測装置等
2.1 計測装置
2.1.1 通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び重大

ﾎ-44

44

設置変更許可申請書（本文）NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3(a-3) 監視及び制御に用いる設備
ﾎ(3)(ⅱ)b.-⑤原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態で発電用原子炉を冷却する場合に監視及び制御に使用する重大事故等対処設備として，原子炉水位（広帯域），
原子炉水位（燃料域），原子炉水位（ＳＡ広帯域），原子炉水位（ＳＡ燃料域）は原子炉水位を監視又は推定でき，原子炉圧力，原子炉圧力（ＳＡ），高圧代替注水系系
統流量及びサプレッション・プール水位は原子炉圧力容器へ注水するための高圧代替注水系の作動状況を確認できる設計とする。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
5.7.2 設計方針
(3) 監視及び制御に用いる設備
原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態で発電用原子炉を冷却する場合に監視及び制御に使用する重大事故等対処設備として，原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域），原子炉水位（ＳＡ広帯域），原子炉水位（ＳＡ燃料域），原子炉圧力，原子炉圧力（ＳＡ），高圧代替
注水系系統流量及びサプレッション・プール水位を使用する。
原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域），原子炉
水位（ＳＡ広帯域）及び原子炉水位（ＳＡ燃料域）は，
原子炉水位を監視又は推定でき，原子炉圧力，原子炉圧
力（SA），高圧代替注水系系統流量及びサプレッション・
プール水位は原子炉圧力容器へ注水するための高圧代替
注水系の作動状況を確認できる設計とする。
＜中略＞(a-4) 事象進展抑制のために用いる設備(a-4-1) ほう酸水注入系による進展抑制
高圧代替注水系及び原子炉隔離時冷却系を用いた発電用原子炉への高圧注水により原子炉水位を維持できない場合を想定した重大事故等対処設備として，ほう酸水注
入系は，ほう酸水注入ポンプにより，ほう酸水を原子炉
圧力容器へ注入することで，重大事故等の進展を抑制できる設計とする。

(4) 事象進展抑制のために用いる設備
ａ．ほう酸水注入系による進展抑制
高圧代替注水系及び原子炉隔離時冷却系を用いた発電用原子炉への高圧注水により原子炉水位を維持できない場合を想定した重大事故等対処設備として，ほう酸水注
入系を使用する。また，原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するために必要な設備として，逃がし安全弁（安全弁機能）を使用する。
ほう酸水注入系は，ほう酸水注入ポンプ，ほう酸水貯蔵タンク，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，ほう酸水注入ポンプにより，ほう酸水を原子炉圧力容器へ注入することで，重大事故等の進展を抑制できる設計とする。

本系統の詳細については，「へ(5)( ) 緊急停止失敗
時に発電用原子炉を未臨界にするための設備」に記載する。

本系統の詳細については，「6.7 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備」に記載する。

工事の計画 該当事項
事故等時における計測＜中略＞
ﾎ(3)(ⅱ)b.-⑤重大事故等が発生し，当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータとして，原子炉圧力容器内の温度，圧力及び水位，原子炉圧
力容器及び原子炉格納容器への注水量，原子炉格納容器
内の温度，圧力，水位，水素濃度及び酸素濃度，原子炉
建屋原子炉棟内の水素濃度並びに未臨界の維持又は監視，最終ヒートシンクの確保，格納容器バイパスの監視，水源の確保に必要なパラメータを計測する装置を設ける設計とする。
＜中略＞

整 合 性

備

工事の計画のﾎ(3)(ⅱ)
b . -⑤ は，設 置変更許可申請書のﾎ(3)(ⅱ)b.
- ⑤ の 内 容 を 含ん でおり整合している。

【73 条 2】

2.3 計測結果の表示，記録及び保存＜中略＞
ﾎ(3)(ⅱ)b.-⑤炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために必要な発電用原子炉施設の状態を把握するためのパラメータを計測する装置は，設計基準事故等に想定される変動範囲の最大値を考慮し，適切に対応するための計測範囲を有する設計とするとともに，重大事故等が発生し，当該重大事故等に対処するために監視することが必要な原子炉圧力容器内の温度，圧力及び水位並びに原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水量等のパラメータの計測が困難となった場合又は計測範囲を超えた場合に，代替パラメータにより推定ができる設計とする。
＜中略＞

考【73 条 7】

【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。）
】
（基本設
計方針）
5.4 ほう酸水注入系(1) 系統構成＜中略＞
高圧代替注水系及び原子炉隔離時冷却系を用いた発電用原子炉への高圧注水により原子炉水位を維持できない場合を想定した重大事故等対処設備として，ほう酸水注
入系は，ほう酸水注入ポンプにより，ほう酸水貯蔵タン
クのほう酸水を原子炉圧力容器へ注入することで，重大事故等の進展を抑制できる設計とする。
＜中略＞【60 条 13】

設置変更許可申請書（本文）「へ(5) ( )緊急停止失敗時に発電用

ﾎ-45

45

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項［常設重大事故等対処設備］
高圧代替注水系
常設高圧代替注水系ポンプ
ﾎ(3)(ⅱ)b.-⑥（「リ(3)(ⅱ)ｃ．原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備」と兼用）
台 数
1
容 量
約 136.7m３／h
全揚程
約 900m

第 5.7−1 表 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備の主要機器仕様(1) 高圧代替注水系
ａ．常設高圧代替注水系ポンプ兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備
台数
1
容量
約 136.7m３／h
全揚程
約 900m

工事の計画 該当事項

整 合 性
原子炉を未臨界にするための設備」に示す。

備考【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）
】
（要目表）

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

整合性工事の計画のﾎ(3)(ⅱ)b.-⑥は，設置変更許可申請書（本文）のﾎ(3)(ⅱ)b.-⑥と同義であり整合している。
（本文十号）
高圧代替注水系流量 136.7m３／h（約 7.86MPa[gage]〜約 1.04MPa[gage]において）・記載箇所
ハ(2)(ⅱ)b.(c)(c-2)(c-2-5)・設置変更許可申請書（本文十号）で使用している
高圧代替注水系の注水流量は，工事の計画で使用している常設高圧代替注水系ポンプの容量と整合しており，設置変更許可申請書（本文十号）で使用している解析条件に包絡されている。
・設置変更許可申請書（本文十号）で使用している
高圧代替注水系の圧力は，工事の計画で使用している高圧代替注水系ポンプの揚程より小さくしているため，設置変更許可申請書（本文十号）で使用している解析条件に包絡される。
ﾎ(3)(ⅱ)b.-⑥

ﾎ-46

46

設置変更許可申請書（本文）
ほう酸水注入系
ほう酸水注入ポンプ
ﾎ(3)(ⅱ)b.-⑦（「ヘ(4) 非常用制御設備」他と兼用）設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
第 5.7−1 表 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備の主要機器仕様

整 合 性

備

考

工事の計画のﾎ(3)(ⅱ)
b . -⑦ は，設 置変更許可申 請 書 （本 文） の ﾎ(3)(ⅱ)b.-⑦と同義であり整合している。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3(2) ほう酸水注入系
ａ．ほう酸水注入ポンプ
第 6.1.2−2 表 ほう酸水注入系の主要仕様に記載する。

工事の計画 該当事項
【計測制御系統施設】（要目表）
ﾎ(3)(ⅱ)b.-⑦

ﾎ(3)(ⅱ)b.-⑦

ﾎ-47

47

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
ｂ．ほう酸水貯蔵タンク
第 6.1.2−2 表 ほう酸水注入系の主要仕様に記載する。

工事の計画 該当事項
【計測制御系統施設】（要目表）
ﾎ(3)(ⅱ)b.-⑧

整 合 性

備

考

工事の計画のﾎ(3)(ⅱ)
b . -⑧ は，設 置変更許可申 請 書 （本 文） の ﾎ(3)(ⅱ)b.-⑧と同義であり整合している。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

設置変更許可申請書（本文）
ほう酸水貯蔵タンク
ﾎ(3)(ⅱ)b.-⑧（「ヘ(4) 非常用制御設備」他と兼用）

ﾎ(3)(ⅱ)b.-⑧

ﾎ-48

48

設置変更許可申請書（本文）
主蒸気系
逃がし安全弁
ﾎ(3)(ⅱ)b.-⑨（「ホ(1)(ⅱ)ｃ．主蒸気系」と兼用）設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
第 5.7−1 表 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備の主要機器仕様(3) 主蒸気系「5.1.1.3.2 主蒸気系」に記載する。

工事の計画 該当事項
【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）
】
（要目表）

整 合 性

備

考

整合性
工事の計画の「B22-F013A,B,C,D,E,F,G,H,J,K,L,M,N,P,R,S,U,V」は，設置変更許可申請書（本文）の「逃がし安全弁」と同義であり整合している。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3「B22-F013A,B,C,D,E,F,G,H,J,K,L,M,N,P,R,S,U,V」は，設置変更許可申請書（本文）における ﾎ(3)(ⅱ)b.-⑨を，工事の計画の「原子炉冷却系統施設」のうち「原子炉冷却材の循環設備」に整理しており整合している。

ﾎ-49

49

設置変更許可申請書（本文）

5.8 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
5.8.1 概要
原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の減圧機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉冷却材圧力バウ
ンダリを減圧するために必要な重大事故等対処設備を設
置及び保管する。
＜中略＞
5.8.2 設計方針
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備の
うち，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧時に炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するための設備として逃がし安全弁を設ける。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3(b) 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の減圧機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉冷却材圧力バウ
ンダリを減圧するために必要なﾎ(3)(ⅱ)b.-⑩重大事故等対処設備を設置及び保管する。
ﾎ(3)(ⅱ)b.-⑩原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧時に炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するための設備として逃がし安全弁を設ける。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項
【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）】（基本設計方針）
3.4 逃がし安全弁の機能(1) 系統構成＜中略＞
原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の減圧機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉冷却材圧力バウ
ンダリを減圧するために必要なﾎ(3)(ⅱ)b.-⑩重大事故等対処設備として，逃がし安全弁を設ける設計とする。
＜中略＞

整 合 性

備

工事の計画のﾎ(3)(ⅱ)
b . -⑩ は設置 変更許可
申請書の ﾎ(3)(ⅱ)b.⑩を具体的に記載しており整合している。

【61 条 1】

(2) 多様性，位置的分散等
逃がし安全弁（安全弁機能）は，設計基準事故対処設備であるとともに，重大事故等時においても使用するため，重大事故等対処設備としての基本方針に示す設計方
針を適用する。ただし，多様性及び独立性並びに位置的分散を考慮すべき対象の設計基準事故対処設備はないことから，重大事故等対処設備の基本方針のうち「5.1.2
多様性，位置的分散等」に示す設計方針は適用しない。

【60 条 15】【計測制御系統施設】（基本設計方針）
3. 安全保護装置等
3.4 過渡時自動減圧機能
原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の減圧機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉冷却材圧力バウ
ンダリを減圧するために必要なﾎ(3)(ⅱ)b.-⑩重大事故等対処設備として，逃がし安全弁を作動させる過渡時自動減圧機能を設ける設計とする。
＜中略＞【61 条 1】5. 制御用空気設備
5.1 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の減圧機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉冷却材圧力バウ
ンダリを減圧するために必要なﾎ(3)(ⅱ)b.-⑩重大事故等対処設備として，非常用窒素供給系及び非常用逃がし安全弁駆動系を設ける設計とする。
＜中略＞

5.8.2

設計方針

考

【61 条 1】

【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）】（基本設計方針）
3.4.2 過渡時自動減圧機能

ﾎ-50

50

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

設置変更許可申請書（本文）(b-1) フロントライン系故障時に用いる設備(b-1-1) 原子炉減圧の自動化
逃がし安全弁の自動減圧機能が喪失した場合の重大事
故等対処設備として，逃がし安全弁は，過渡時自動減圧機能からの信号により，自動減圧機能用アキュムレータ
に蓄圧された窒素をアクチュエータのピストンに供給することで作動し，蒸気を排気管によりサプレッション・
チェンバのプール水面下に導き凝縮させることで，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧できる設計とする。

なお，原子炉緊急停止失敗時に自動減圧系が作動すると，高圧炉心スプレイ系，残留熱除去系（低圧注水系）
及び低圧炉心スプレイ系から大量の冷水が注水され出力の急激な上昇につながるため，自動減圧系の起動阻止ス
イッチにより自動減圧系及び過渡時自動減圧機能による自動減圧を阻止する。

(b-1-2) 手動による原子炉減圧
逃がし安全弁の自動減圧機能が喪失した場合の重大事
故等対処設備として，逃がし安全弁は，中央制御室からの遠隔手動操作により，自動減圧機能用アキュムレータ
に蓄圧された窒素をアクチュエータのピストンに供給することで作動し，蒸気を排気管によりサプレッション・
チェンバのプール水面下に導き凝縮させることで，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧できる設計とする。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項(1) フロントライン系故障時に用いる設備
ａ．原子炉減圧の自動化
逃がし安全弁の自動減圧機能が喪失した場合の重大事
故等対処設備として，逃がし安全弁を過渡時自動減圧機
能により作動させ使用する。
逃がし安全弁は，過渡時自動減圧機能からの信号により，自動減圧機能用アキュムレータに蓄圧された窒素をアクチュエータのピストンに供給することで作動し，蒸気を排気管によりサプレッション・チェンバのプール水面下に導き凝縮させることで，原子炉冷却材圧力バウン
ダリを減圧できる設計とする。

なお，原子炉緊急停止失敗時に自動減圧系が作動すると，高圧炉心スプレイ系，残留熱除去系（低圧注水系）
及び低圧炉心スプレイ系から大量の冷水が注水され出力の急激な上昇につながるため，自動減圧系の起動阻止ス
イッチにより自動減圧系及び過渡時自動減圧機能による自動減圧を阻止する。
＜中略＞

ｂ．手動による原子炉減圧
逃がし安全弁の自動減圧機能が喪失した場合の重大事
故等対処設備として，逃がし安全弁を手動により作動させて使用する。
逃がし安全弁は，中央制御室からの遠隔手動操作により，自動減圧機能用アキュムレータに蓄圧された窒素をアクチュエータのピストンに供給することで作動し，蒸気を排気管によりサプレッション・チェンバのプール水面下に導き凝縮させることで，原子炉冷却材圧力バウン
ダリを減圧できる設計とする。
＜中略＞(b-2) サポート系故障時に用いる設備(b-2-1) 常設直流電源系統喪失時の減圧
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，逃がし安全弁の機能回復のための重大事故等対処
設備として，可搬型代替直流電源設備及び逃がし安全弁
用可搬型蓄電池を使用する。

5.8.2 設計方針
(2) サポート系故障時に用いる設備
ａ．常設直流電源系統喪失時の減圧
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，逃がし安全弁の機能回復のための重大事故等対処
設備として，可搬型代替直流電源設備及び逃がし安全弁
用可搬型蓄電池を使用する。

(b-2-1-1) 可搬型代替直流電源設備による逃がし安全弁
機能回復

(a)
復

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

考

(1) 系統構成＜中略＞
逃がし安全弁の自動減圧機能が喪失した場合の重大事
故等対処設備として，逃がし安全弁は，過渡時自動減圧機能からの信号により，自動減圧機能用アキュムレータ
に蓄圧された窒素をアクチュエータのピストンに供給することで作動し，蒸気を排気管によりサプレッション・
チェンバのプール水面下に導き凝縮させることで，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧できる設計とする。
＜中略＞【61 条 2】【計測制御系統施設】（基本設計方針）
3.5 自動減圧機能作動阻止＜中略＞
原子炉緊急停止失敗時に自動減圧系が作動すると，高圧炉心スプレイ系，残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系から大量の冷水が注水され出力の急激な上昇につながるため，自動減圧系の起動阻止スイッチ
により自動減圧系及び過渡時自動減圧機能による自動減圧を阻止できる設計とする。

【59 条 2】【61 条 3】

【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）】（基本設計方針）
3.4 逃がし安全弁の機能(1) 系統構成＜中略＞
逃がし安全弁の自動減圧機能が喪失した場合の重大事
故等対処設備として，逃がし安全弁は，中央制御室からの遠隔手動操作により，自動減圧機能用アキュムレータ
に蓄圧された窒素をアクチュエータのピストンに供給することで作動し，蒸気を排気管によりサプレッション・
チェンバのプール水面下に導き凝縮させることで，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧できる設計とする。
＜中略＞【61 条 5】3.4.3 逃がし安全弁（操作対象弁）の機能回復(1) 系統構成＜中略＞
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，逃がし安全弁の機能回復のための重大事故等対処
設備として，可搬型代替直流電源設備及び逃がし安全弁
用可搬型蓄電池を使用できる設計とする。

【61 条 6】

可搬型代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回

ﾎ-51

51

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，逃がし安全弁の機能回復のための重大事故等対処
設備として，可搬型代替直流電源設備を使用する。
可搬型代替直流電源設備は，逃がし安全弁の作動に必要な常設直流電源系統が喪失した場合においても，緊急用電源切替盤を切り替えることにより，逃がし安全弁（7個）の作動に必要な電源を供給できる設計とする。
＜中略＞(b-2-1-2) 逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安
全弁機能回復原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，逃がし安全弁の機能回復のための重大事故等対処
設備として，逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，逃がし安全弁の作動に必要な常設直流電源系統が喪失した場合においても，逃がし安全弁の作動回路に接続することにより，逃がし安全弁（2 個）を一定期間にわたり連続して開状態を保持できる設計とする。

(b) 逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁機
能回復
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，逃がし安全弁の機能回復のための重大事故等対処
設備として，逃がし安全弁用可搬型蓄電池を使用する。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，逃がし安全弁の作動に必要な常設直流電源系統が喪失した場合においても，逃がし安全弁の作動回路に接続することにより，逃がし
安全弁（2 個）を一定期間にわたり連続して開状態を保持できる設計とする。
＜中略＞NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

設置変更許可申請書（本文）
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，逃がし安全弁の機能回復のための重大事故等対処
設備として，可搬型代替直流電源設備は，逃がし安全弁の作動に必要な常設直流電源系統が喪失した場合においても，緊急用電源切替盤を切り替えることにより，逃がし安全弁（7 個）の作動に必要な電源を供給できる設計とする。

工事の計画 該当事項
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，逃がし安全弁の機能回復のための重大事故等対処
設備として，可搬型代替直流電源設備は，逃がし安全弁の作動に必要な常設直流電源系統が喪失した場合においても，緊急用電源切替盤を切り替えることにより，逃がし安全弁（7 個）の作動に必要な電源を供給できる設計
とする。

整 合 性

備
考
【61 条 7】

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，逃がし安全弁の機能回復のための重大事故等対処
設備として，逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，逃がし安全弁の作動に必要な常設直流電源系統が喪失した場合においても，逃がし安全弁の作動回路に接続することにより，逃がし安全弁（2 個）を一定期間にわたり連続して開状態を保持できる設計とする。
＜中略＞【61 条 8】【非常用電源設備】（基本設計方針）
3. 直流電源設備及び計測制御用電源設備
3.4 可搬型蓄電池
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，逃がし安全弁の機能回復のための重大事故等対処
設備として，逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，逃がし安全弁の作動に必要な常設直流電源系統が喪失した場合においても，逃がし安全弁の作動回路に接続することにより，逃がし安全弁（2 個）を一定期間にわたり連続して開状態を保持できる設計とする。

(b-2-2) 逃がし安全弁の作動に必要な窒素喪失時の減圧
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，逃がし安全弁の機能回復のための重大事故等対処
設備として，非常用窒素供給系及び非常用逃がし安全弁
駆動系を使用する。

5.8.2 設計方針
(2) サポート系故障時に用いる設備
ｂ．逃がし安全弁の作動に必要な窒素喪失時の減圧
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，逃がし安全弁の機能回復のための重大事故等対処
設備として，非常用窒素供給系及び非常用逃がし安全弁
駆動系を使用する。

(b-2-2-1) 非常用窒素供給系による窒素確保
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，逃がし安全弁の機能回復のための重大事故等対処
設備として，非常用窒素供給系は，逃がし安全弁の作動

5.8.2 設計方針
(2) サポート系故障時に用いる設備
ｂ．逃がし安全弁の作動に必要な窒素喪失時の減圧(a) 非常用窒素供給系による窒素確保
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，逃がし安全弁の機能回復のための重大事故等対処
設備として，非常用窒素供給系を使用する。

【61 条 8】

【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）】（基本設計方針）
3.4.3 逃がし安全弁（操作対象弁）の機能回復(1) 系統構成
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，逃がし安全弁の機能回復のための重大事故等対処
設備として，非常用窒素供給系及び非常用逃がし安全弁
駆動系を使用できる設計とする。
＜中略＞【61 条 9】【計測制御系統施設】（基本設計方針）
5.1 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備＜中略＞
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，逃がし安全弁の機能回復のための重大事故等対処
設備として，非常用窒素供給系は，逃がし安全弁の作動【61 条 10】

ﾎ-52

52

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

設置変更許可申請書（本文）に必要な逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機
能用アキュムレータの充填圧力が喪失した場合において，逃がし安全弁の作動に必要な窒素を供給できる設計とする。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
非常用窒素供給系は，逃がし安全弁の作動に必要な逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュム
レータの充填圧力が喪失した場合において，逃がし安全弁の作動に必要な窒素を供給できる設計とする。

なお，非常用窒素供給系高圧窒素ボンベの圧力が低下した場合は，現場で非常用窒素供給系高圧窒素ボンベの取替えが可能な設計とする。

なお，非常用窒素供給系高圧窒素ボンベの圧力が低下した場合は，現場で非常用窒素供給系高圧窒素ボンベの取替えが可能な設計とする。
＜中略＞(b-2-2-2) 非常用逃がし安全弁駆動系による原子炉減圧
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，逃がし安全弁機能回復のための重大事故等対処設備として，非常用逃がし安全弁駆動系は，逃がし安全弁の作動に必要な逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュムレータの充填圧力が喪失した場合において，逃がし安全弁のアクチュエータに直接窒素を供給することで，逃がし安全弁（4 個）を一定期間にわたり連続して開状態を保持できる設計とする。

(b) 非常用逃がし安全弁駆動系による原子炉減圧
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，逃がし安全弁機能回復のための重大事故等対処設備として，非常用逃がし安全弁駆動系を使用する。
非常用逃がし安全弁駆動系は，逃がし安全弁の作動に必要な逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュムレータの充填圧力が喪失した場合において，逃がし安全弁のアクチュエータに直接窒素を供給することで，逃がし安全弁（4 個）を一定期間にわたり連続して開状態を保持できる設計とする。

なお，非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベの圧力が低下した場合は，現場で非常用逃がし安全弁駆動系
高圧窒素ボンベの取替えが可能な設計とする。

なお，非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベの圧力が低下した場合は，現場で非常用逃がし安全弁駆動系
高圧窒素ボンベの取替えが可能な設計とする。
＜中略＞(b-2-3) 全交流動力電源喪失及び常設直流電源喪失における逃がし安全弁の復旧(b-2-3-1) 代替直流電源設備による復旧
全交流動力電源又は常設直流電源が喪失した場合の重大事故等対処設備として，逃がし安全弁は，可搬型代替
直流電源設備により作動に必要な直流電源が供給されることにより機能を復旧し，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧できる設計とする。

(b-2-3-2) 代替交流電源設備による復旧
全交流動力電源又は常設直流電源が喪失した場合の重大事故等対処設備として，逃がし安全弁は，常設代替交
流電源設備又は可搬型代替交流電源設備により所内常設

5.8.2 設計方針
(2) サポート系故障時に用いる設備
ｃ．全交流動力電源喪失及び常設直流電源喪失における逃がし安全弁の復旧(a) 代替直流電源設備による復旧
全交流動力電源又は常設直流電源が喪失した場合の重大事故等対処設備として，可搬型代替直流電源設備を使用する。
逃がし安全弁は，可搬型代替直流電源設備により作動に必要な直流電源が供給されることにより機能を復旧
し，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧できる設計とする。
＜中略＞
5.8.2 設計方針
(2) サポート系故障時に用いる設備
ｃ．全交流動力電源喪失及び常設直流電源喪失における逃がし安全弁の復旧(b) 代替交流電源設備による復旧
全交流動力電源又は常設直流電源が喪失した場合の重大事故等対処設備として，常設代替交流電源設備及び可搬型代替交流電源設備を使用する。

工事の計画 該当事項に必要な逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機
能用アキュムレータの充填圧力が喪失した場合において，逃がし安全弁（7 個）の作動に必要な窒素を非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ（空調機容量
kW 以上）により供給できる設計とする。
非常用窒素供給系高圧窒素ボンベの圧力が低下した場
合は，現場で非常用窒素供給系高圧窒素ボンベの取替えが可能な設計とする。
＜中略＞

整 合 性

備

考

【61 条 11】

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，逃がし安全弁機能回復のための重大事故等対処設備として，非常用逃がし安全弁駆動系は，逃がし安全弁の作動に必要な逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュムレータの充填圧力が喪失した場合において，逃がし安全弁のアクチュエータに非常用逃がし
安全弁駆動系高圧窒素ボンベ（空調機容量
kW 以上）
により直接窒素を供給することで，逃がし安全弁（4 個）を一定期間にわたり連続して開状態を保持できる設計とする。
非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベの圧力が低下した場合は，現場で非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒
素ボンベの取替えが可能な設計とする。

【61 条 13】【61 条 14】【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）】（基本設計方針）
3.4.3 逃がし安全弁（操作対象弁）の機能回復(1) 系統構成＜中略＞
全交流動力電源又は常設直流電源が喪失した場合の重大事故等対処設備として，逃がし安全弁は，可搬型代替
直流電源設備により作動に必要な直流電源が供給されることにより機能を復旧し，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧できる設計とする。

【61 条 15】【61 条 16】

全交流動力電源又は常設直流電源が喪失した場合の重大事故等対処設備として，逃がし安全弁は，常設代替交
流電源設備又は可搬型代替交流電源設備により所内常設

ﾎ-53

53

設置変更許可申請書（本文）
直流電源設備を受電し，作動に必要な直流電源が供給されることにより機能を復旧し，原子炉冷却材圧力バウン
ダリを減圧できる設計とする。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3(b-3) 炉心損傷時における高圧溶融物放出／格納容器雰
囲気直接加熱の防止
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，炉心損傷時に原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧状態である場合において，高圧溶融物放出及び格納容器
雰囲気直接加熱による原子炉格納容器の破損を防止するための重大事故等対処設備として，ﾎ(3)(ⅱ)b.-⑪本系統
は，「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(b-1-2) 手動による原子炉減圧」と同じである。

(b-4) インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時に用いる設備
インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の重大事故等対処設備として，逃がし安全弁は，中央制御室からの手動操作によって作動させ，原子炉冷却材圧力バウンダ
リを減圧させることで原子炉冷却材の漏えいを抑制できる設計とする。

高圧炉心スプレイ系注入弁，原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁，低圧炉心スプレイ系注入弁，残留熱除去系Ａ系注入弁，残留熱除去系Ｂ系注入弁及び残留熱除去系Ｃ系注入弁は，現場で弁を操作することにより原子炉冷却材の漏えい箇所を隔離できる設計とする。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
逃がし安全弁は，常設代替交流電源設備又は可搬型代
替交流電源設備により所内常設直流電源設備を受電し，作動に必要な直流電源が供給されることにより機能を復
旧し，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧できる設計と
する。
＜中略＞

工事の計画 該当事項
直流電源設備を受電し，作動に必要な直流電源が供給されることにより機能を復旧し，原子炉冷却材圧力バウン
ダリを減圧できる設計とする。

5.8.2 設計方針
(3) 炉心損傷時における高圧溶融物放出／格納容器雰囲
気直接加熱の防止
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，炉心損傷時に原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧状態である場合において，高圧溶融物放出及び格納容器
雰囲気直接加熱による原子炉格納容器の破損を防止するための重大事故等対処設備として，逃がし安全弁を使用
する。
本系統は，
「(1)ｂ．手動による原子炉減圧」と同じである。

3.4 逃がし安全弁の機能(1) 系統構成＜中略＞
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，炉心損傷時に原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧状態である場合において，高圧溶融物放出及び格納容器
雰囲気直接加熱による原子炉格納容器の破損を防止するための重大事故等対処設備として，ﾎ(3)(ⅱ)b.-⑪逃がし
安全弁は，中央制御室からの遠隔手動操作により，自動減圧機能用アキュムレータに蓄圧された窒素をアクチュ
エータのピストンに供給することで作動し，蒸気を排気管によりサプレッション・チェンバのプール水面下に導き凝縮させることで，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧できる設計とする。

(4) インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時に用いる
設備
インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の重大事故等対処設備として，逃がし安全弁並びに高圧炉心スプレ
イ系注入弁，原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁，低圧炉
心スプレイ系注入弁，残留熱除去系Ａ系注入弁，残留熱除去系Ｂ系注入弁及び残留熱除去系Ｃ系注入弁（以下「インターフェイスシステムＬＯＣＡ隔離弁」という。
）
を使用する。
逃がし安全弁は，中央制御室からの手動操作によって作動させ，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧させることで原子炉冷却材の漏えいを抑制できる設計とする。
インターフェイスシステムＬＯＣＡ隔離弁は，現場で弁を操作することにより原子炉冷却材の漏えい箇所を隔離できる設計とする。
＜中略＞(4) インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時に用いる
設備
インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の重大事故等対処設備として，逃がし安全弁並びに高圧炉心スプレ
イ系注入弁，原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁，低圧炉
心スプレイ系注入弁，残留熱除去系Ａ系注入弁，残留熱除去系Ｂ系注入弁及び残留熱除去系Ｃ系注入弁（以下「インターフェイスシステムＬＯＣＡ隔離弁」という。
）

整 合 性

備

考

工 事 の 計 画 の ﾎ 【61 条 17】(3)(ⅱ)b.-⑪は，設置変更許可申請書（本文 ） の ﾎ (3)( ⅱ )b.- ⑪を具体的に記載しており整合している。

3.4.4 原子炉冷却材の漏えい量抑制
インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の重大事故等対処設備として，逃がし安全弁は，中央制御室からの手動操作によって作動させ，原子炉冷却材圧力バウンダ
リを減圧させることで原子炉冷却材の漏えいを抑制できる設計とする。

【61 条 18】

4.1 残留熱除去系(1) 系統構成＜中略＞
インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の重大事故等対処設備として，残留熱除去系Ａ系注入弁，残留熱除去系Ｂ系注入弁及び残留熱除去系Ｃ系注入弁は，現場で弁を操作することにより原子炉冷却材の漏えい箇所を隔離できる設計とする。
なお，設計基準事故対処設備である残留熱除去系Ａ系【61 条 19】【61 条 20】

ﾎ-54

54

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
を使用する。
逃がし安全弁は，中央制御室からの手動操作によって作動させ，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧させることで原子炉冷却材の漏えいを抑制できる設計とする。
インターフェイスシステムＬＯＣＡ隔離弁は，現場で弁を操作することにより原子炉冷却材の漏えい箇所を隔離できる設計とする。
＜中略＞

工事の計画 該当事項
注入弁，残留熱除去系Ｂ系注入弁及び残留熱除去系Ｃ系
注入弁は，重大事故等対処設備として使用することから，重大事故等対処設備としての設計を行う。
＜中略＞

整 合 性

備

5.1 高圧炉心スプレイ系及び低圧炉心スプレイ系(1) 系統構成＜中略＞
インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の重大事故等対処設備として，高圧炉心スプレイ系注入弁及び低圧
炉心スプレイ系注入弁は，現場で弁を操作することにより原子炉冷却材の漏えい箇所を隔離できる設計とする。
なお，設計基準事故対処設備である高圧炉心スプレイ
系注入弁及び低圧炉心スプレイ系注入弁は，重大事故等対処設備として使用することから，重大事故等対処設備としての設計を行う。
＜中略＞【61 条 19】【61 条 20】

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

6.1 原子炉隔離時冷却系(1) 系統構成＜中略＞
インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の重大事故等対処設備として，原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁
は，現場で弁を操作することにより原子炉冷却材の漏えい箇所を隔離できる設計とする。
なお，設計基準事故対処設備である原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁は，重大事故等対処設備として使用することから，重大事故等対処設備としての設計を行う。
＜中略＞
5.8.2.4
逃がし安全弁は，想定される重大事故等時に確実に作動するように，原子炉格納容器内に設置し，制御用空気が喪失した場合に使用する非常用窒素供給系及び非常用
逃がし安全弁駆動系の高圧窒素ボンベの容量の設定も含めて，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。操作は，中央制御室で可能な設計とす
る。

環境条件等

＜中略＞
逃がし安全弁は，想定される重大事故等時に確実に作動するように，原子炉格納容器内に設置し，制御用空気が喪失した場合に使用する非常用窒素供給系の高圧窒素ボンベの容量の設定も含めて，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
逃がし安全弁の操作は，想定される重大事故等時において中央制御室で可能な設計とする。
＜中略＞
非常用逃がし安全弁駆動系で使用する逃がし安全弁
は，想定される重大事故等時に確実に作動するように，
原子炉格納容器内に設置し，制御用空気が喪失した場合に使用する非常用逃がし安全弁駆動系の高圧窒素ボンベの容量の設定も含めて，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
＜中略＞

考【61 条 19】【61 条 20】

3.4 逃がし安全弁の機能(3) 環境条件等
逃がし安全弁は，想定される重大事故等時に確実に作動するように，原子炉格納容器内に設置し，制御用空気が喪失した場合に使用する非常用窒素供給系及び非常用
逃がし安全弁駆動系の高圧窒素ボンベの容量の設定も含めて，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。操作は，中央制御室で可能な設計とする。

【61 条 21】

ﾎ-55

55

設置変更許可申請書（本文）［常設重大事故等対処設備］
逃がし安全弁
ﾎ(3)(ⅱ)b.-⑫（「ホ(1)(ⅱ)ｃ．主蒸気系」と兼用）設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
第 5.8−1 表 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備の主要機器仕様

工事の計画 該当事項
【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）
】
（要目表）

整 合 性

備

考

(1) 逃がし安全弁「5.1.1.3.2 主蒸気系」に記載する。

整合性
工事の計画の「B22-F013A,B,C,D,E,F,G,H,J,K,L,M,N,P,R,S,U,V」は，設置変更許可申請書（本文）の「逃がし安全弁」と同義であり整合している。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3「B22-F013A,B,C,D,E,F,G,H,J,K,L,M,N,P,R,S,U,V」は，設置変更許可申請書（本文）における ﾎ(3)(ⅱ)b.-⑫を，工事の計画の「原子炉冷却系統施設」のうち「原子炉冷却材の循環設備」に整理しており整合している。

ﾎ-56

56

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
第 5.8−1 表 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備の主要機器仕様(2) 自動減圧機能用アキュムレータ
個数7
容量約 0.25m３／個工事の計画 該当事項
【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）
】
（要目表）

整 合 性

備

考

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

設置変更許可申請書（本文）
自動減圧機能用アキュムレータ
個 数
7
容 量
約 0.25m３／個

ﾎ-57

57

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

設置変更許可申請書（本文）［可搬型重大事故等対処設備］
逃がし安全弁用可搬型蓄電池個 数2（予備 1）
容 量
約 780Wh／個設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
第 5.8−1 表 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備の主要機器仕様(3) 逃がし安全弁用可搬型蓄電池
型
式
リチウムイオン電池個
数2（予備 1）
容量
約 780Wh／個
電
圧
125V
使用箇所
原子炉建屋付属棟 3 階
保管場所
原子炉建屋付属棟 3 階工事の計画 該当事項
【非常用電源設備】（要目表）(c) 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原
子炉格納容器の破損を防止するため，発電用原子炉を冷却するために必要なﾎ(3)(ⅱ)b.-⑬重大事故等対処設備を設置及び保管する。

5.9 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
5.9.1 概要
原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，発電用原子炉を冷却するために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。
＜中略＞
また，想定される重大事故等時において，設計基準事
故対処設備である残留熱除去系（低圧注水系），残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）及び低圧炉心スプレイ系が使用できる場合は，重大事故等対処設備として使用する。残留熱除去系（低圧注水系）及び残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）については，「5.4 残留熱除去系」に記載する。低圧炉心スプレイ系については，「5.2 非常用
炉心冷却系」に記載する。

【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）】（基本設計方針）
4. 残留熱除去設備
4.1 残留熱除去系(1) 系統構成＜中略＞
ﾎ(3)(ⅱ)b.-⑬原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備として，想定される重大事故等時において，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）が使用できる場合は，重大事故等対処設備として使用できる設計とする。
＜中略＞

5.9.2 設計方針
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備のうち，発電用原子炉を冷却し，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するための設備として，低圧代替注水系（可搬型）を設ける。
また，炉心の著しい損傷に至るまでの時間的余裕のない場合に対応するため，低圧代替注水系（常設）を設け
る。

整 合 性

備

考

【62 条 3】
工 事 の 計 画 の ﾎ(3)(ⅱ)b.-⑬は，設置変更許可申請書（本文 ） の ﾎ (3)( ⅱ )b.- ⑬を具体的に記載しており整合している。

5.1 高圧炉心スプレイ系及び低圧炉心スプレイ系(1) 系統構成＜中略＞
ﾎ(3)(ⅱ)b.-⑬原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備として，想定される重大事故等時において，設計基準事故対処設備である低圧炉心スプレイ系が使用できる場合は，重大事故等対処設
備として使用できる設計とする。
＜中略＞【62 条 3】5.3 低圧注水系(1) 系統構成＜中略＞
ﾎ(3)(ⅱ)b.-⑬原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備として，想定される重大事故等時において，設計基準事故対処設備である残留【62 条 3】

ﾎ-58

58

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項
熱除去系（低圧注水系）が使用できる場合は，重大事故等対処設備として使用できる設計とする。
＜中略＞

整 合 性

備

考

【62 条 46】(2) 多様性，位置的分散等
残留熱除去系ポンプ，残留熱除去系熱交換器及びサプ
レッション・チェンバは，設計基準事故対処設備であるとともに，重大事故等時においても使用するため， 重大事故等対処設備としての基本方針に示す設計方針を適用する。ただし，多様性及び独立性並びに位置的分散を考慮すべき対象の設計基準事故対処設備はないことから，重大事故等対処設備の基本方針のうち「5.1.2 多様性，
位置的分散等」に示す設計方針は適用しない。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

5.6 低圧代替注水系
5.6.1 低圧代替注水系（常設）による原子炉注水(1) 系統構成
原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，発電用原子炉を冷却するために必要なﾎ(3)(ⅱ)b.-⑬重大事故等対処設備として，炉心の著しい損傷に至るまでの時間的余裕のない場合に対応するための低圧代替注水系（常設）を設ける設
計とする。
＜中略＞
5.6.2 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水(1) 系統構成
原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，発電用原子炉を冷却するために必要なﾎ(3)(ⅱ)b.-⑬重大事故等対処設備として，低圧代替注水系（可搬型）を設ける設計とする。
＜中略＞【62 条 1】【62 条 1】【62 条 2】
5.7 代替循環冷却系(1) 系統構成
ﾎ(3)(ⅱ)b.-⑬原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備として，炉心の著しい損傷及び溶融が発生した場合において，原子炉圧力容器
内に溶融炉心が存在する場合の重大事故等対処設備として代替循環冷却系を設ける設計とする。
＜中略＞

ﾎ(3)(ⅱ)b.-⑭原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧時に5.9.1 概要
原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態であって，

5.6.1 低圧代替注水系（常設）による原子炉注水(1) 系統構成
ﾎ(3)(ⅱ)b.-⑭原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状

工 事 の 計 画 の ﾎ

ﾎ-59【62 条 1】59

設置変更許可申請書（本文）
発電用原子炉を冷却するための設備のうち，発電用原子炉を冷却し，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するための設備として，低圧代替注水系（可搬型）を設ける。また，炉心の著しい損傷に至るまでの時
間的余裕のない場合に対応するため，低圧代替注水系（常設）を設ける。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，発電用原子炉を冷却するために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。
＜中略＞

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

5.9.2 設計方針
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備のうち，発電用原子炉を冷却し，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するための設備として，低圧代替注水系（可搬型）を設ける。
また，炉心の著しい損傷に至るまでの時間的余裕のない場合に対応するため，低圧代替注水系（常設）を設ける。
(c-1) 原子炉運転中の場合に用いる設備(c-1-1) フロントライン系故障時に用いる設備(c-1-1-1) 低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系の機能が喪失した場合の重大事故等対処設備として，低圧代替注水系（常設）は，常設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡水貯槽の水を残留熱除去系等を経由して原
子炉圧力容器へ注水することで炉心を冷却できる設計とする。

5.9.2 設計方針
(1) 原子炉運転中の場合に用いる設備
ａ．フロントライン系故障時に用いる設備(a) 低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系の機能が喪失した場合の重大事故等対処設備として，低圧代替注水系（常設）を使用する。
低圧代替注水系（常設）は，常設低圧代替注水系ポン
プ，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，常設低圧代
替注水系ポンプにより，代替淡水貯槽の水を残留熱除去系等を経由して原子炉圧力容器へ注水することで炉心を冷却できる設計とする。

工事の計画 該当事項
態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損
傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，発電用原子炉を冷却するために必要な重大事故等対処設備として，炉心の著しい損傷に至るまでの時間的余裕のない場合に対応するための低圧代替注水系（常設）を設ける設
計とする。
＜中略＞

整 合 性
(3)(ⅱ)b.-⑭は，設置変更許可申請書（本文 ） の ﾎ (3)( ⅱ )b.- ⑭を具体的に記載しており整合している。

5.6.2 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水(1) 系統構成
原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，発電用原子炉を冷却するために必要な重大事故等対処設備として，低圧代替注
水系（可搬型）を設ける設計とする。
＜中略＞

備

考

【62 条 1】

5.6.1 低圧代替注水系（常設）による原子炉注水(1) 系統構成＜中略＞
残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系の機能が喪失した場合並びに全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により，残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ
系による発電用原子炉の冷却ができない場合の重大事故等対処設備として，低圧代替注水系（常設）は，常設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡水貯槽の水を残留熱除去系等を経由して原子炉圧力容器へ注水することで炉心を冷却できる設計とする。
＜中略＞【62 条 4】【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3.2.9 低圧代替注水系(1) 低圧代替注水系（常設）による原子炉注水＜中略＞
低圧代替注水系（常設）は，常設低圧代替注水系ポン
プにより，代替淡水貯槽の水を残留熱除去系等を経由して原子炉圧力容器へ注水することで溶融炉心を冷却できる設計とする。
＜中略＞【66 条 15】

【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）】（基本設計方針）
5.6.1 低圧代替注水系（常設）による原子炉注水(1) 系統構成
＜中略＞

ﾎ-60

60

設置変更許可申請書（本文）低圧代替注水系（常設）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備
からの給電が可能な設計とする。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
低圧代替注水系（常設）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備
からの給電が可能な設計とする。
＜中略＞

工事の計画 該当事項
低圧代替注水系（常設）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備
からの給電が可能な設計とする。
＜中略＞

整 合 性

備
考
【62 条 5】

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3.2.9 低圧代替注水系(1) 低圧代替注水系（常設）による原子炉注水＜中略＞
低圧代替注水系（常設）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備
からの給電が可能な設計とする。
＜中略＞(c-1-1-2) 低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系の機能が喪失した場合の重大事故等対処設備として，低圧代替注水系（可搬型）は，可搬型代替注水中型ポンプにより西側淡水貯水設備の水を，可搬型代替注水大型ポンプにより代替淡水貯槽の水を低圧炉心スプレイ系，残留熱除去系を経由して原子炉圧力容器に注水することで炉心を冷却できる設計とする。

(b) 低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却
残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系の機能が喪失した場合の重大事故等対処設備として，低圧代替注水系（可搬型）を使用する。
低圧代替注水系（可搬型）は，可搬型代替注水中型ポ
ンプ，可搬型代替注水大型ポンプ，配管・ホース・弁類，計測制御装置等で構成し，可搬型代替注水中型ポン
プにより西側淡水貯水設備の水を，可搬型代替注水大型
ポンプにより代替淡水貯槽の水を低圧炉心スプレイ系，
残留熱除去系を経由して原子炉圧力容器に注水すること
で炉心を冷却できる設計とする。

【66 条 16】

【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）】（基本設計方針）
5.6.2 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水(1) 系統構成＜中断＞
残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系の機能が喪失した場合並びに全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により，残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ
系による発電用原子炉の冷却ができない場合の重大事故等対処設備として，低圧代替注水系（可搬型）は，可搬型代替注水中型ポンプ（直列 2 台）により西側淡水貯水設備の水を，可搬型代替注水大型ポンプにより代替淡水貯槽の水を低圧炉心スプレイ系又は残留熱除去系等を経由して原子炉圧力容器に注水することで炉心を冷却できる設計とする。
＜中略＞【62 条 7】

【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3.2.9 低圧代替注水系(2) 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水＜中略＞
低圧代替注水系（可搬型）は，可搬型代替注水中型ポンプ（直列 2 台）により西側淡水貯水設備の水を，可搬型代替注水大型ポンプにより代替淡水貯槽の水を低圧炉
心スプレイ系又は残留熱除去系等を経由して原子炉圧力容器に注水することで溶融炉心を冷却できる設計とする。
＜中略＞【66 条 19】

【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）】（基本設計方針）
5.8 水源，代替水源供給設備
5.8.1 重大事故等の収束に必要となる水源

ﾎ-61

61

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

考

(1) 系統構成
ﾎ(3)(ⅱ)b.-⑮低圧代替注水系（可搬型）は，代替淡水源が枯渇した場合において，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプにより海を利用できる設計とする。

低圧代替注水系（可搬型）は，代替淡水源が枯渇した
場合において，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注
水大型ポンプにより海を利用できる設計とする。

＜中略＞
ﾎ(3)(ⅱ)b.-⑮海は，想定される重大事故等時において，淡水が枯渇した場合に，代替淡水貯槽又は西側淡水貯水設備へ水を供給するための水源であるとともに，原
子炉圧力容器への注水に使用する設計基準事故対処設備
が機能喪失した場合の代替手段である低圧代替注水系（可搬型）の水源として利用できる設計とする。
＜中略＞

工事の計画のﾎ(3)(ⅱ) 【71 条 11】
b . -⑮ は，設 置変更許可申 請 書 （本 文） の ﾎ(3)(ⅱ)b.-⑮を具体的に記載しており整合している。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

5.8.2 代替水源供給設備(1) 系統構成＜中略＞
重大事故等の収束に必要な水源である代替淡水貯槽へ淡水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水中型ポンプは，代替淡水源である西側淡水貯水設備，淡水タンク（多目的タンク，原水タンク，ろ過
水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）の淡水を，可搬型代
替注水大型ポンプは，淡水タンク（多目的タンク，原水
タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）の淡水を代替淡水貯槽へ供給できる設計とする。
ﾎ(3)(ⅱ)b.-⑮また，淡水が枯渇した場合に，重大事故等の収束に必要な水源である代替淡水貯槽へ海水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水
中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，海水を代替淡水貯槽へ供給できる設計とする。
重大事故等の収束に必要な水源である西側淡水貯水設
備へ淡水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水大型ポンプは，代替淡水源である代替淡
水貯槽，淡水タンク（多目的タンク，原水タンク，ろ過
水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）の淡水を西側淡水貯水設備へ供給できる設計とする。
ﾎ(3)(ⅱ)b.-⑮また，淡水が枯渇した場合に，重大事故等の収束に必要な水源である西側淡水貯水設備へ海水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替
注水大型ポンプは，海水を西側淡水貯水設備へ供給できる設計とする。
＜中略＞

低圧代替注水系（可搬型）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設
備からの給電が可能な設計とする。また，可搬型代替注
水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式のディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。

低圧代替注水系（可搬型）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設
備からの給電が可能な設計とする。また，可搬型代替注
水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式のディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。燃料は，燃料給油設備である可搬型設備用軽油タンク及び【71 条 12】【71 条 13】5.6.2 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水(1) 系統構成＜中略＞
低圧代替注水系（可搬型）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設
備からの給電が可能な設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポ
ンプは，空冷式のディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。

【62 条 8】【62 条 9】ﾎ-6262

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

設置変更許可申請書（本文）(c-1-2) サポート系故障時に用いる設備(c-1-2-1) 低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却
全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により，残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系による発電用原子炉の冷却ができない場合の重大事故等対処設備として ﾎ(3)(ⅱ)b.-⑯使用する低圧代替注水系（常設）は，「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(c-1-1-1) 低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却」と同じである。

(c-1-2-2) 低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却
全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により，残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系による発電用原子炉の冷却ができない場合の重大事故等対処設備として ﾎ(3)(ⅱ)b.-⑰使用する低圧代替注水系（可搬型）は，「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(c-1-1-2) 低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却」と同じである。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
タンクローリにより補給できる設計とする。
＜中略＞

5.9.2 設計方針
(1) 原子炉運転中の場合に用いる設備
ｂ．サポート系故障時に用いる設備(a) 低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却
全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により，残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系が起動できない場合の重大事故等対処設備として使用する低圧代替注水系（常設）は，「(1)a.(a) 低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却」と同じである。

(b) 低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却
全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により，残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系が起動できない場合の重大事故等対処設備として使用する低圧代替注水系（可搬型）は，「(1)a.(b) 低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却」と同じである。

工事の計画 該当事項
＜中略＞【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3.2.9 低圧代替注水系(2) 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水＜中略＞
低圧代替注水系（可搬型）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設
備からの給電が可能な設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポ
ンプは，空冷式のディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。
＜中略＞【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）】（基本設計方針）
5.6 低圧代替注水系
5.6.1 低圧代替注水系（常設）による原子炉注水(1) 系統構成＜中略＞
残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系の機能が喪失した場合並びに全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により，残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ
系による発電用原子炉の冷却ができない場合の重大事故等対処設備として ﾎ(3)(ⅱ)b.-⑯，低圧代替注水系（常設）は，常設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡水貯槽の水を残留熱除去系等を経由して原子炉圧力容器へ注水することで炉心を冷却できる設計とする。
＜中略＞
5.6.2 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水(1) 系統構成＜中断＞
残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系の機能が喪失した場合並びに全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により，残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ
系による発電用原子炉の冷却ができない場合の重大事故等対処設備としてﾎ(3)(ⅱ)b.-⑰，低圧代替注水系（可搬型）は，可搬型代替注水中型ポンプ（直列 2 台）により西側淡水貯水設備の水を，可搬型代替注水大型ポンプにより代替淡水貯槽の水を低圧炉心スプレイ系又は残留熱除去系等を経由して原子炉圧力容器に注水することで炉心を冷却できる設計とする。
＜中略＞

整 合 性

備

考

【66 条 20】【66 条 21】工事の計画のﾎ(3)(ⅱ) 【62 条 4】
b . -⑯ は，設 置変更許可申 請 書 （本 文） の ﾎ(3)(ⅱ)b.-⑯を具体的に記載しており整合している。
「ホ(3)(ⅱ)ｂ．
(c-1-1-1) 」 に ついては p.60 に記載。

工事の計画のﾎ(3)(ⅱ) 【62 条 7】
b . -⑰ は，設 置変更許可申 請 書 （本 文） の ﾎ(3)(ⅱ)b.-⑰を具体的に記載しており整合している。
「ホ(3)(ⅱ)ｂ．
(c-1-1-2) 」 に ついては p.61 に記
載。

ﾎ-63

63

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項(c-1-2-3) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（低圧注水系）の復旧
全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により，残留熱除去系（低圧注水系）が起動できない場合の重大事故等対処設備として，常設代替交流電源設備を使用し，残留熱除去系（低圧注水系）を復旧する。
残留熱除去系（低圧注水系）は，常設代替交流電源設
備からの給電により機能を復旧し，残留熱除去系ポンプによりサプレッション・チェンバのプール水を原子炉圧
力容器へ注水することで炉心を冷却できる設計とする。
本系統に使用する冷却水は，残留熱除去系海水系又は緊急用海水系から供給できる設計とする。

(c) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（低圧注水系）の復旧
全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により，残留熱除去系（低圧注水系）が起動できない場合の重大事故等対処設備として，常設代替交流電源設備を使用し，残留熱除去系（低圧注水系）を復旧する。
残留熱除去系（低圧注水系）は，常設代替交流電源設
備からの給電により機能を復旧し，残留熱除去系ポンプによりサプレッション・チェンバのプール水を原子炉圧
力容器へ注水することで炉心を冷却できる設計とする。
本系統に使用する冷却水は，残留熱除去系海水系又は緊急用海水系から供給できる設計とする。
＜中略＞(c-1-2-4) 常設代替交流電源設備による低圧炉心スプレ
イ系の復旧
全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により低圧炉心スプレイ系が起動できない場合の重大事故等対処設備として常設代替交
流電源設備を使用し，低圧炉心スプレイ系を復旧する。
低圧炉心スプレイ系は，常設代替交流電源設備からの給電により機能を復旧し，低圧炉心スプレイ系ポンプによりサプレッション・チェンバのプール水を原子炉圧力容器へスプレイすることで炉心を冷却できる設計とする。
本系統に使用する冷却水は，残留熱除去系海水系又は緊急用海水系から供給できる設計とする。

(d) 常設代替交流電源設備による低圧炉心スプレイ系の復旧
全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により低圧炉心スプレイ系が起動できない場合の重大事故等対処設備として常設代替交
流電源設備を使用し，低圧炉心スプレイ系を復旧する。
低圧炉心スプレイ系は，常設代替交流電源設備からの給電により機能を復旧し，低圧炉心スプレイ系ポンプによりサプレッション・チェンバのプール水を原子炉圧力容器へスプレイすることで炉心を冷却できる設計とする。
本系統に使用する冷却水は，残留熱除去系海水系又は緊急用海水系から供給できる設計とする。
＜中略＞(c-1-3) 溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合に用いる設備(c-1-3-1) 低圧代替注水系（常設）による残留溶融炉心の冷却
炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，原
子炉圧力容器内に溶融炉心が存在する場合に，溶融炉心を冷却し，原子炉格納容器の破損を防止するための重大事故等対処設備として，低圧代替注水系（常設）は，常設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡水貯槽の水を残留熱除去系等を経由して原子炉圧力容器へ注水すること
で原子炉圧力容器内に存在する溶融炉心を冷却できる設計とする。

5.9.2 設計方針
(1) 原子炉運転中の場合に用いる設備
ｃ．溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合に用いる設備(a) 低圧代替注水系（常設）による残留溶融炉心の冷却
炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，原
子炉圧力容器内に溶融炉心が存在する場合に，溶融炉心を冷却し，原子炉格納容器の破損を防止するための重大事故等対処設備として，低圧代替注水系（常設）を使用する。
低圧代替注水系（常設）は，常設低圧代替注水系ポン
プ，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，常設低圧代
替注水系ポンプにより，代替淡水貯槽の水を残留熱除去系等を経由して原子炉圧力容器へ注水することで原子炉
圧力容器内に存在する溶融炉心を冷却できる設計とする。

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

考

5.3 低圧注水系(1) 系統構成＜中略＞
全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により，残留熱除去系（低圧注水系）が起動できない場合の重大事故等対処設備として，常設代替交流電源設備を使用し，残留熱除去系（低圧注水系）を復旧できる設計とする。残留熱除去系（低圧注水系）は，常設代替交流電源設備からの給電により機能を復旧し，残留熱除去系ポンプによりサプレッショ
ン・チェンバのプール水を原子炉圧力容器へ注水することで炉心を冷却できる設計とする。本系統に使用する冷却水は，残留熱除去系海水系又は緊急用海水系から供給できる設計とする。
＜中略＞【62 条 13】

5.1 高圧炉心スプレイ系及び低圧炉心スプレイ系(1) 系統構成＜中略＞
全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により低圧炉心スプレイ系が起動できない場合の重大事故等対処設備として常設代替交
流電源設備を使用し，低圧炉心スプレイ系を復旧できる設計とする。低圧炉心スプレイ系は，常設代替交流電源
設備からの給電により機能を復旧し，低圧炉心スプレイ
系ポンプによりサプレッション・チェンバのプール水を
原子炉圧力容器へスプレイすることで炉心を冷却できる設計とする。本系統に使用する冷却水は，残留熱除去系
海水系又は緊急用海水系から供給できる設計とする。
＜中略＞【62 条 20】

5.6 低圧代替注水系
5.6.1 低圧代替注水系（常設）による原子炉注水(1) 系統構成＜中略＞
炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，原
子炉圧力容器内に溶融炉心が存在する場合に，溶融炉心を冷却し，原子炉格納容器の破損を防止するための重大事故等対処設備として，低圧代替注水系（常設）は，常設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡水貯槽の水を残留熱除去系等を経由して原子炉圧力容器へ注水すること
で原子炉圧力容器内に存在する溶融炉心を冷却できる設
計とする。
＜中略＞

【62 条 27】

ﾎ-64

64

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

設置変更許可申請書（本文）低圧代替注水系（常設）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備
からの給電が可能な設計とする。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
低圧代替注水系（常設）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備
からの給電が可能な設計とする。

本系統の詳細については，「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(c-1-1-1)
低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却」に記載する。

本系統の詳細については，「(1)ａ.(a) 低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却」に記載する。

(c-1-3-2) 低圧代替注水系（可搬型）による残留溶融炉
心の冷却
炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，原
子炉圧力容器内に溶融炉心が存在する場合に，溶融炉心を冷却し，原子炉格納容器の破損を防止するための重大事故等対処設備として，低圧代替注水系（可搬型）は，可搬型代替注水中型ポンプにより西側淡水貯水設備の水を，可搬型代替注水大型ポンプにより代替淡水貯槽の水を低圧炉心スプレイ系若しくは残留熱除去系を経由して原子炉圧力容器に注水することで原子炉圧力容器内に存在する溶融炉心を冷却できる設計とする。

(b) 低圧代替注水系（可搬型）による残留溶融炉心の冷却
炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，原
子炉圧力容器内に溶融炉心が存在する場合に，溶融炉心を冷却し，原子炉格納容器の破損を防止するための重大事故等対処設備として，低圧代替注水系（可搬型）を使用する。
低圧代替注水系（可搬型）は，可搬型代替注水中型ポ
ンプ，可搬型代替注水大型ポンプ，配管・ホース・弁類，計測制御装置等で構成し，可搬型代替注水中型ポン
プにより西側淡水貯水設備の水を，可搬型代替注水大型
ポンプにより代替淡水貯槽の水を低圧炉心スプレイ系若しくは残留熱除去系を経由して原子炉圧力容器に注水することで原子炉圧力容器内に存在する溶融炉心を冷却できる設計とする。

ﾎ(3)(ⅱ)b.-⑱低圧代替注水系（可搬型）は，代替淡水源が枯渇した場合において，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプにより海を利用できる設計とする。

低圧代替注水系（可搬型）は，代替淡水源が枯渇した
場合において，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注
水大型ポンプにより海を利用できる設計とする。

工事の計画 該当事項
低圧代替注水系（常設）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備
からの給電が可能な設計とする。
＜中略＞

整 合 性

備
考
【62 条 5】

設置変更許可申請書（ 本 文 ）「 ホ ( 3 ) ( ⅱ )ｂ．(c-1-1-1) 低圧代
替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却」に示す。
5.6.2 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水(1) 系統構成＜中略＞
炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，原
子炉圧力容器内に溶融炉心が存在する場合に，溶融炉心を冷却し，原子炉格納容器の破損を防止するための重大事故等対処設備として，低圧代替注水系（可搬型）は，可搬型代替注水中型ポンプ（直列 2 台）により西側淡水貯水設備の水を，可搬型代替注水大型ポンプにより代替
淡水貯槽の水を低圧炉心スプレイ系又は残留熱除去系等を経由して原子炉圧力容器に注水することで原子炉圧力容器内に存在する溶融炉心を冷却できる設計とする。
＜中略＞

5.8.1 重大事故等の収束に必要となる水源(1) 系統構成＜中略＞
ﾎ(3)(ⅱ)b.-⑱海は，想定される重大事故等時において，淡水が枯渇した場合に，代替淡水貯槽又は西側淡水貯水設備へ水を供給するための水源であるとともに，原
子炉圧力容器への注水に使用する設計基準事故対処設備
が機能喪失した場合の代替手段である低圧代替注水系（可搬型）の水源として利用できる設計とする。
＜中略＞【62 条 28】

工事の計画のﾎ(3)(ⅱ) 【71 条 11】
b . -⑱ は，設 置変更許可申 請 書 （本 文） の ﾎ(3)(ⅱ)b.-⑱を具体的に記載しており整合している。

5.8.2 代替水源供給設備(1) 系統構成＜中略＞
重大事故等の収束に必要な水源である代替淡水貯槽へ淡水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水中型ポンプは，代替淡水源である西側淡水貯水設備，淡水タンク（多目的タンク，原水タンク，ろ過
水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）の淡水を，可搬型代
替注水大型ポンプは，淡水タンク（多目的タンク，原水【71 条 12】

ﾎ-65

65

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

設置変更許可申請書（本文）低圧代替注水系（可搬型）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設
備からの給電が可能な設計とする。また，可搬型代替注
水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式のディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。

本系統の詳細については，「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(c-1-1-2)
低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却」に記載する。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

低圧代替注水系（可搬型）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設
備からの給電が可能な設計とする。
また，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式のディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。燃料は，燃料給油設備である可搬型設
備用軽油タンク及びタンクローリにより補給できる設計とする。
本系統の詳細については，「(1)ａ.(b) 低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却」に記載する。

工事の計画 該当事項
タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）の淡水を代替淡水貯槽へ供給できる設計とする。
ﾎ(3)(ⅱ)b.-⑱また，淡水が枯渇した場合に，重大事故等の収束に必要な水源である代替淡水貯槽へ海水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水
中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，海水を代替淡水貯槽へ供給できる設計とする。
重大事故等の収束に必要な水源である西側淡水貯水設
備へ淡水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水大型ポンプは，代替淡水源である代替淡
水貯槽，淡水タンク（多目的タンク，原水タンク，ろ過
水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）の淡水を西側淡水貯水設備へ供給できる設計とする。
ﾎ(3)(ⅱ)b.-⑱また，淡水が枯渇した場合に，重大事故等の収束に必要な水源である西側淡水貯水設備へ海水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注
水大型ポンプは，海水を西側淡水貯水設備へ供給できる設計とする。
＜中略＞

整 合 性

備

考

【71 条 13】【62 条 8】5.6.2 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水(1) 系統構成＜中略＞
低圧代替注水系（可搬型）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設
備からの給電が可能な設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポ
ンプは，空冷式のディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。
＜中略＞【62 条 9】

設置変更許可申請書（ 本 文 ）「 ホ ( 3 ) ( ⅱ )ｂ．(c-1-1-2) 低圧代
替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却」に示す。
5.7 代替循環冷却系(1) 系統構成(c-1-3-3) 代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却
炉心の著しい損傷及び溶融が発生した場合において，原子炉圧力容器内に溶融炉心が存在する場合の重大事故等対処設備として代替循環冷却系は，代替循環冷却系ポンプにより，サプレッション・チェンバのプール水を残留熱除去系等を経由して原子炉圧力容器へ注水すること
で原子炉圧力容器内に存在する溶融炉心を冷却できる設計とする。

(c) 代替循環冷却系による残留溶融炉心の冷却
炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，原
子炉圧力容器内に溶融炉心が存在する場合の重大事故等対処設備として代替循環冷却系を使用する。
代替循環冷却系は，代替循環冷却系ポンプ，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，代替循環冷却系ポンプにより，サプレッション・チェンバのプール水を残留熱除去系等を経由して原子炉圧力容器へ注水することで原子＜中略＞
炉心の著しい損傷及び溶融が発生した場合において，原子炉圧力容器内に溶融炉心が存在する場合の重大事故等対処設備として代替循環冷却系は，代替循環冷却系ポンプにより，サプレッション・チェンバのプール水を残留熱除去系等を経由して原子炉圧力容器へ注水すること
で原子炉圧力容器内に存在する溶融炉心を冷却できる設計とする。本系統に使用する冷却水は，残留熱除去系海【62 条 29】

ﾎ-66

66

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

設置変更許可申請書（本文）
代替循環冷却系は，代替所内電気設備を経由した常設
代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
本系統に使用する冷却水は，残留熱除去系海水系又は緊急用海水系から供給できる設計とする。

(c-2) 原子炉停止中の場合に用いる設備(c-2-1) フロントライン系故障時に用いる設備(c-2-1-1) 低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却
発電用原子炉停止中において残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の機能が喪失した場合の重大事故等対処設
備としてﾎ(3)(ⅱ)b.-⑲使用する低圧代替注水系（常設）は，「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(c-1-1-1) 低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却」と同じである。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
炉圧力容器内に存在する溶融炉心を冷却できる設計とする。
代替循環冷却系は，代替所内電気設備を経由した常設
代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
本系統に使用する冷却水は，残留熱除去系海水系又は緊急用海水系から供給できる設計とする。
＜中略＞
5.9.2 設計方針
(2) 原子炉停止中の場合に用いる設備
ａ．フロントライン系故障時に用いる設備(a) 低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却発電用原子炉停止中において残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の機能が喪失した場合の重大事故等対処設
備 と し て 使 用 す る 低 圧 代 替 注 水 系 （ 常 設 ） は ，「 (1)ａ.(a) 低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却」と同じである。

(c-2-1-2) 低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子
炉の冷却
発電用原子炉停止中において残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の機能が喪失した場合の重大事故等対処設備として ﾎ(3)(ⅱ)b.-⑳使用する低圧代替注水系（可搬型）は，「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(c-1-1-2) 低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却」と同じである。

(b) 低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却
発電用原子炉停止中において残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の機能が喪失した場合の重大事故等対処設
備として使用する低圧代替注水系（可搬型）は，「 (1)ａ.(b)低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却」と同じである。

(c-2-2) サポート系故障時に用いる設備(c-2-2-1) 低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却
発電用原子炉停止中において全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設備としてﾎ(3)(ⅱ)b.- 使用
する低圧代替注水系（常設）は，「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(c-1-11) 低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却」と同じである。

5.9.2 設計方針
(2) 原子炉停止中の場合に用いる設備
ｂ．サポート系故障時に用いる設備(a) 低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却発電用原子炉停止中において全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設備として使用する低圧代替
注水系（常設）は，「(1)a.(a) 低圧代替注水系（常設）による発電用原子炉の冷却」と同じである。

工事の計画 該当事項
水系又は緊急用海水系から供給できる設計とする。
代替循環冷却系は，代替所内電気設備を経由した常設
代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
＜中略＞

5.6.1 低圧代替注水系（常設）による原子炉注水(1) 系統構成＜中略＞
発電用原子炉停止中において残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の機能が喪失した場合及び発電用原子炉停止中において全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により，残留熱除去
系（原子炉停止時冷却系）が起動できない場合の重大事
故等対処設備としてﾎ(3)(ⅱ)b.-⑲，低圧代替注水系（常設）は，常設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡水貯槽の水を残留熱除去系等を経由して原子炉圧力容器へ注水することで炉心を冷却できる設計とする。
＜中略＞
5.6.2 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水(1) 系統構成＜中略＞
発電用原子炉停止中において残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の機能が喪失した場合及び発電用原子炉停止中において全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により，残留熱除去
系（原子炉停止時冷却系）が起動できない場合の重大事
故等対処設備としてﾎ(3)(ⅱ)b.-⑳，低圧代替注水系（可搬型）は，可搬型代替注水中型ポンプ（直列 2 台）により西側淡水貯水設備の水を，可搬型代替注水大型ポンプにより代替淡水貯槽の水を低圧炉心スプレイ系又は残留熱除去系等を経由して原子炉圧力容器に注水することで炉心を冷却できる設計とする。
＜中略＞
5.6.1 低圧代替注水系（常設）による原子炉注水(1) 系統構成＜中略＞
発電用原子炉停止中において残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の機能が喪失した場合及び発電用原子炉停止中において全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により，残留熱除去
系（原子炉停止時冷却系）が起動できない場合の重大事
故等対処設備としてﾎ(3)(ⅱ)b.- ，低圧代替注水系（常設）は，常設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡水貯

整 合 性

備

考

【62 条 30】

工事の計画のﾎ(3)(ⅱ) 【62 条 37】
b . -⑲ は，設 置変更許可申 請 書 （本 文） の ﾎ(3)(ⅱ)b.-⑲を具体的に記載しており整合している。
「ホ(3)(ⅱ)ｂ．
(c-1-1-1) 」 に ついては p.60 に記載。

工事の計画のﾎ(3)(ⅱ) 【62 条 38】
b . -⑳ は，設 置変更許可申 請 書 （本 文） の ﾎ(3)(ⅱ)b.-⑳を具体的に記載しており整合している。
「ホ(3)(ⅱ)ｂ．
(c-1-1-2) 」 に ついては p.61 に記載。

工事の計画のﾎ(3)(ⅱ) 【62b . - は， 設置変更許可申 請 書 （本 文） の ﾎ(3)(ⅱ)b.- を具体的に記載しており整合している。
「ホ(3)(ⅱ)ｂ．
(c-1-1-1) 」 に つ

ﾎ-67

67

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項(c-2-2-2) 低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子
炉の冷却
発電用原子炉停止中において全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設備としてﾎ(3)(ⅱ)b.- 使用
する低圧代替注水系（可搬型）は，「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(c-11-2) 低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却」と同じである。

(b) 低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却
発電用原子炉停止中において全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設備として使用する低圧代替
注水系（可搬型）は，「(1)a.(b) 低圧代替注水系（可搬型）による発電用原子炉の冷却」と同じである。

(c-2-2-3) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の復旧
発電用原子炉停止中において全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設備として，常設代替交流電源設備を使用し，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）を復旧する。
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）は，常設代替交
流電源設備からの給電により機能を復旧し，冷却材を原
子炉圧力容器から残留熱除去系ポンプ及び熱交換器を経由して原子炉圧力容器に戻すことにより炉心を冷却できる設計とする。
本系統に使用する冷却水は，残留熱除去系海水系又は緊急用海水系から供給できる設計とする。

(c) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の復旧
発電用原子炉停止中において全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設備として，常設代替交流電源設備を使用し，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）を復旧する。
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）は，常設代替交
流電源設備からの給電により機能を復旧し，冷却材を原
子炉圧力容器から残留熱除去系ポンプ及び熱交換器を経由して原子炉圧力容器に戻すことにより炉心を冷却できる設計とする。
本系統に使用する冷却水は，残留熱除去系海水系又は緊急用海水系から供給できる設計とする。
＜中略＞

工事の計画 該当事項
槽の水を残留熱除去系等を経由して原子炉圧力容器へ注水することで炉心を冷却できる設計とする。
＜中略＞
5.6.2 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水(1) 系統構成＜中略＞
発電用原子炉停止中において残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の機能が喪失した場合及び発電用原子炉停止中において全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により，残留熱除去
系（原子炉停止時冷却系）が起動できない場合の重大事
故等対処設備としてﾎ(3)(ⅱ)b.- ，低圧代替注水系（可搬型）は，可搬型代替注水中型ポンプ（直列 2 台）により西側淡水貯水設備の水を，可搬型代替注水大型ポンプにより代替淡水貯槽の水を低圧炉心スプレイ系又は残留熱除去系等を経由して原子炉圧力容器に注水することで炉心を冷却できる設計とする。
＜中略＞

備
考
いては p.60 に記載。

工事の計画のﾎ(3)(ⅱ) 【62 条 38】
b . - は， 設置変更許可申 請 書 （本 文） の ﾎ(3)(ⅱ)b.- を具体的に記載しており整合している。
「ホ(3)(ⅱ)ｂ．
(c-1-1-2) 」 に ついては p.61 に記載。

4.1 残留熱除去系(1) 系統構成＜中略＞
発電用原子炉停止中において全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設備として，常設代替交流電源設備を使用し，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）を復旧できる設計とする。残留熱除去系（原子炉停止時
冷却系）は，常設代替交流電源設備からの給電により機能を復旧し，冷却材を原子炉圧力容器から残留熱除去系
ポンプ及び残留熱除去系熱交換器を経由して原子炉圧力容器に戻すことにより炉心を冷却できる設計とする。本系統に使用する冷却水は，残留熱除去系海水系又は緊急用海水系から供給できる設計とする。
＜中略＞【62 条 39】

設置変更許可申請書（本文）「ヌ(2)(ⅳ)
代替電源設備」に示す。

常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備及び代替所内電気設備については，「ヌ(2)(ⅳ) 代替電源設
備」に記載する。

5.9.2.1
低圧代替注水系（常設）は，残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，常設低圧代替注水系ポンプを代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可整 合 性

多様性及び独立性，位置的分散＜中略＞
低圧代替注水系（常設）は，残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，常設低圧代替注水系ポンプを代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可

5.6.1 低圧代替注水系（常設）による原子炉注水(2) 多様性，位置的分散等
低圧代替注水系（常設）は，残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，常設低圧代替注水系ポンプを代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可【62 条 47】

ﾎ-68

68

設置変更許可申請書（本文）
搬型代替交流電源設備からの給電により駆動すること
で，非常用所内電気設備を経由した非常用交流電源設備
からの給電により駆動する残留熱除去系ポンプを用いた
残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系ポンプを用いた低圧炉心スプレイ系に対して多様性を有する設計とする。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

低圧代替注水系（常設）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能とすることで，非常用交流電源設備からの給電による遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。また，低圧代替注水系（常設）の電動弁は，代替
所内電気設備を経由して給電する系統において，独立した電路で系統構成することにより，非常用所内電気設備
を経由して給電する系統に対して独立性を有する設計とする。

また，低圧代替注水系（常設）は，代替淡水貯槽を水源とすることで，サプレッション・チェンバを水源とす
る残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系
に対して異なる水源を有する設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプ及び代替淡水貯槽は，原子炉建屋外の常設低圧代替注水系格納槽内に設置すること
で，原子炉建屋内の残留熱除去系ポンプ，低圧炉心スプ
レイ系ポンプ及びサプレッション・チェンバと共通要因
によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。

低圧代替注水系（可搬型）は，残留熱除去系（低圧注水系），低圧炉心スプレイ系及び低圧代替注水系（常設）と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプを
空冷式のディーゼルエンジンにより駆動することで，電動機駆動ポンプにより構成される残留熱除去系（低圧注水系），低圧炉心スプレイ系及び低圧代替注水系（常設）に対して多様性を有する設計とする。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
搬型代替交流電源設備からの給電により駆動すること
で，非常用所内電気設備を経由した非常用交流電源設備
からの給電により駆動する残留熱除去系ポンプを用いた
残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系ポンプを用いた低圧炉心スプレイ系に対して多様性を有する設計とする。

低圧代替注水系（常設）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能とすることで，非常用交流電源設備からの給電による遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。また，低圧代替注水系（常設）の電動弁は，代替
所内電気設備を経由して給電する系統において，独立した電路で系統構成することにより，非常用所内電気設備
を経由して給電する系統に対して独立性を有する設計とする。

また，低圧代替注水系（常設）は，代替淡水貯槽を水源とすることで，サプレッション・チェンバのプール水を水源とする残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心ス
プレイ系に対して異なる水源を有する設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプ及び代替淡水貯槽は，原子炉建屋外の常設低圧代替注水系格納槽内に設置すること
で，原子炉建屋内の残留熱除去系ポンプ，低圧炉心スプ
レイ系ポンプ及びサプレッション・チェンバと共通要因
によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。

低圧代替注水系（可搬型）は，残留熱除去系（低圧注水系），低圧炉心スプレイ系及び低圧代替注水系（常設）と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプを
空冷式のディーゼルエンジンにより駆動することで，電動機駆動ポンプにより構成される残留熱除去系（低圧注水系），低圧炉心スプレイ系及び低圧代替注水系（常設）に対して多様性を有する設計とする。

工事の計画 該当事項
搬型代替交流電源設備からの給電により駆動すること
で，非常用所内電気設備を経由した非常用交流電源設備
からの給電により駆動する残留熱除去系ポンプを用いた
残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系ポンプを用いた低圧炉心スプレイ系に対して多様性を有する設計とする。
＜中略＞

整 合 性

備

5.6.1 低圧代替注水系（常設）による原子炉注水(3) 独立性
低圧代替注水系（常設）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能とすることで，非常用交流電源設備からの給電による遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。また，低圧代替注水系（常設）の電動弁は，代替
所内電気設備を経由して給電する系統において，独立した電路で系統構成することにより，非常用所内電気設備
を経由して給電する系統に対して独立性を有する設計と
する。
＜中略＞

考

【62 条 48】

5.6.1 低圧代替注水系（常設）による原子炉注水(2) 多様性，位置的分散等＜中略＞
低圧代替注水系（常設）は，代替淡水貯槽を水源とすることで，サプレッション・チェンバのプール水を水源とする残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレ
イ系に対して異なる水源を有する設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプ及び代替淡水貯槽は，原子炉建屋外の常設低圧代替注水系格納槽内に設置すること
で，原子炉建屋内の残留熱除去系ポンプ，低圧炉心スプ
レイ系ポンプ及びサプレッション・チェンバと共通要因
によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
＜中略＞【62 条 49】【62 条 50】

5.6.2 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水(2) 多様性，位置的分散等
低圧代替注水系（可搬型）は，残留熱除去系（低圧注水系），低圧炉心スプレイ系及び低圧代替注水系（常設）と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプを
空冷式のディーゼルエンジンにより駆動することで，電動機駆動ポンプにより構成される残留熱除去系（低圧注水系），低圧炉心スプレイ系及び低圧代替注水系（常設）に対して多様性を有する設計とする。
＜中略＞【62 条 51】

ﾎ-69

69

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

低圧代替注水系（可搬型）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能とすることで，非常用交流電源設備
からの給電による遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。また，低圧代替注水系（可搬型）の電動弁は，代替所内電気設備を経由して給電する系統において，独立した電路で系統構成することにより，非常用所内電気
設備を経由して給電する系統に対して独立性を有する設計とする。

低圧代替注水系（可搬型）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能とすることで，非常用交流電源設備からの給電による遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。また，低圧代替注水系（可搬型）の電動弁は，代替所内電気設備を経由して給電する系統において，独立した電路で系統構成することにより，非常用所内電気設
備を経由して給電する系統に対して独立性を有する設計とする。

低圧代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポン
プは，西側淡水貯水設備を水源とすることで，サプレッ
ション・チェンバを水源とする残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系並びに代替淡水貯槽を水源とする低圧代替注水系（常設）に対して異なる水源を有する設計とする。また，低圧代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水大型ポンプは，代替淡水貯槽を水源とすることで，サプレッション・チェンバを水源とする残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系に対して異なる水源を有する設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポ
ンプは，原子炉建屋及び常設低圧代替注水系格納槽から離れた屋外に分散して保管することで，原子炉建屋内の残留熱除去系ポンプ及び低圧炉心スプレイ系ポンプ並びに常設低圧代替注水系格納槽内の常設低圧代替注水系ポンプと共通要因によって同時に機能を損なわないよう位
置的分散を図る設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの接続口は，共通要因によって接続できなくなることを防止するため，位置的分散を図った複数箇所に設置する設計とする。

低圧代替注水系（常設）及び低圧代替注水系（可搬型）は，残留熱除去系及び低圧炉心スプレイ系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，水源から残留熱除去系配管及び低圧炉心スプレイ系配管との合流点までの系統について，残留熱除去系及び低圧炉心スプレイ系に対して独立性を有する設計とする。

低圧代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポン
プは，西側淡水貯水設備を水源とすることで，サプレッ
ション・チェンバのプール水を水源とする残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系並びに代替淡水貯槽を水源とする低圧代替注水系（常設）に対して異なる水源を有する設計とする。
また，低圧代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水大型ポンプは，代替淡水貯槽を水源とすることで，サプレッション・チェンバのプール水を水源とする残留熱除去
系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系に対して異なる水源を有する設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポ
ンプは，原子炉建屋及び常設低圧代替注水系格納槽から離れた屋外に分散して保管することで，原子炉建屋内の残留熱除去系ポンプ及び低圧炉心スプレイ系ポンプ並びに常設低圧代替注水系格納槽内の常設低圧代替注水系ポンプと共通要因によって同時に機能を損なわないよう位
置的分散を図る設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの接続口は，共通要因によって接続できなくなることを防止するため，位置的分散を図った複数箇所に設置する設計とする。

低圧代替注水系（常設）及び低圧代替注水系（可搬型）は，残留熱除去系及び低圧炉心スプレイ系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，水源から残留熱除去系配管及び低圧炉心スプレイ系配管との合流点までの系統について，残留熱除去系及び低圧炉心スプレイ系に対して独立性を有する設計とする。

工事の計画 該当事項
5.6.2 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水(3) 独立性
低圧代替注水系（可搬型）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能とすることで，非常用交流電源設備
からの給電による遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。また，低圧代替注水系（可搬型）の電動弁は，代替所内電気設備を経由して給電する系統において，独立した電路で系統構成することにより，非常用所内電気
設備を経由して給電する系統に対して独立性を有する設
計とする。
＜中略＞

整 合 性

備

考

【62 条 52】

5.6.2 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水(2) 多様性，位置的分散等＜中略＞
低圧代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポン
プは，西側淡水貯水設備を水源とすることで，サプレッ
ション・チェンバのプール水を水源とする残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系並びに代替淡水貯槽を水源とする低圧代替注水系（常設）に対して異なる水源を有する設計とする。また，低圧代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水大型ポンプは，代替淡水貯槽を水源とすることで，サプレッション・チェンバのプール
水を水源とする残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉
心スプレイ系に対して異なる水源を有する設計とする。

【62 条 53】

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポ
ンプは，原子炉建屋及び常設低圧代替注水系格納槽から離れた屋外に分散して保管することで，原子炉建屋内の残留熱除去系ポンプ及び低圧炉心スプレイ系ポンプ並びに常設低圧代替注水系格納槽内の常設低圧代替注水系ポンプと共通要因によって同時に機能を損なわないよう位
置的分散を図る設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの接続口は，共通要因によって接続できなくなることを防止するため，位置的分散を図った複数箇所に設置する設計とする。

【62 条 54】【62 条 55】

5.6.1 低圧代替注水系（常設）による原子炉注水(3) 独立性＜中略＞
低圧代替注水系（常設）は，残留熱除去系及び低圧炉
心スプレイ系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，水源から残留熱除去系配管との合流点までの系
統について，残留熱除去系及び低圧炉心スプレイ系に対して独立性を有する設計とする。
＜中略＞【62 条 56】

ﾎ-70

70

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

設置変更許可申請書（本文）

これらの多様性及び系統の独立性並びに位置的分散によって，低圧代替注水系（常設）及び低圧代替注水系（可搬型）は，設計基準事故対処設備である残留熱除去
系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系に対して重大事故等対処設備としての独立性を有する設計とする。また,これらの多様性及び位置的分散によって,低圧代替注
水系（常設）及び低圧代替注水系（可搬型）は,互いに重大事故等対処設備としての独立性を有する設計とする。

電源設備の多様性及び独立性並びに位置的分散については，「ヌ(2)(ⅳ) 代替電源設備」に記載する。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

これらの多様性及び系統の独立性並びに位置的分散によって，低圧代替注水系（常設）及び低圧代替注水系（可搬型）は，設計基準事故対処設備である残留熱除去
系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系に対して重大事故等対処設備としての独立性を有する設計とする。また,これらの多様性及び位置的分散によって,低圧代替注
水系（常設）及び低圧代替注水系（可搬型）は,互いに重大事故等対処設備としての独立性を有する設計とする。

電源設備の多様性，独立性及び位置的分散については，「10.2 代替電源設備」に記載する。

工事の計画 該当事項
5.6.2 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水(3) 独立性＜中略＞
低圧代替注水系（可搬型）は，残留熱除去系及び低圧
炉心スプレイ系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，水源から残留熱除去系配管及び低圧炉心スプ
レイ系配管との合流点までの系統について，残留熱除去
系及び低圧炉心スプレイ系に対して独立性を有する設計
とする。
＜中略＞
5.6.1 低圧代替注水系（常設）による原子炉注水(3) 独立性＜中略＞
これらの多様性及び系統の独立性並びに位置的分散によって，低圧代替注水系（常設）は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心ス
プレイ系に対して重大事故等対処設備としての独立性を有する設計とする。

整 合 性

備

考

【62 条 56】【62 条 57】

5.6.2 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水(3) 独立性＜中略＞
これらの多様性及び系統の独立性並びに位置的分散によって，低圧代替注水系（可搬型）は，設計基準事故対
処設備である残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系に対して重大事故等対処設備としての独立性を有する設計とする。また，これらの多様性及び位置的分散によって，低圧代替注水系（常設）及び低圧代替注
水系（可搬型）は，互いに重大事故等対処設備としての独立性を有する設計とする。

【62 条 57】

設置変更許可申請書（ 本 文 ）「 ヌ (2)( ⅳ )代替電源設備」に示
す。

ﾎ-71

71

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

設置変更許可申請書（本文）［常設重大事故等対処設備］
低圧代替注水系（常設）
常設低圧代替注水系ポンプ
ﾎ(3)(ⅱ)b.- （「リ(3)(ⅱ)ａ．原子炉格納容器内の冷却等のための設備」，「リ(3)(ⅱ)ｃ．原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備」及び「ニ(3)(ⅱ) 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備」と兼用）台 数
2
容 量
約 200m３／h（1 台当たり）
全揚程
約 200m

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
第 5.9−1 表 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備の主要機器仕様(1) 低圧代替注水系（常設）ａ．常設低圧代替注水系ポンプ兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
台数
2
容量
約 200m３／h（1 台当たり）
全揚程
約 200m（本文十号）
低圧代替注水系（常設）による原子炉注水流量
378m３／h（原子炉注水と格納容器スプレイを同時に実施する
場合は，230m３／h にて原子炉へ注水）
・記載箇所
ハ(2)(ⅱ)b.(a)(a-7)
ハ(2)(ⅱ)b.(d)(d-1)(d-1-7)
ハ(2)(ⅱ)b.(d)(d-2)(d-2-9)ハ(2)(ⅱ)b.(f)(f-6)
ハ(2)(ⅱ)b.(g)(g-7)
ハ c.(a)(a-1)(a-1-8)
ハ c.(a)(a-2)(a-2-8)・設置変更許可申請書（本文十号）では，常設低圧
代替注水系ポンプ 2 台の容量に対して，低圧代替注
水系（常設）の注水流量を小さくすることで，保守的な結果としている。
そのため，工事の計画で使用している常設低圧代
替注 水系ポン プの容量は ，設置変更許可申請書（本文十号）で使用している解析条件に包絡される。

工事の計画 該当事項
【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）
】
（要目表）

整 合 性

備

考

工事の計画のﾎ(3)(ⅱ)
b . - は， 設置変更許可申 請 書 （本 文） の ﾎ(3)(ⅱ)b.- と同義であり整合している。

ﾎ-72

72

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

考

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

ﾎ(3)(ⅱ)b.-

ﾎ-73

73

設置変更許可申請書（本文）
代替循環冷却系ポンプ
ﾎ(3)(ⅱ)b.- （「リ(3)(ⅱ)ｂ．原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備」他と兼用）設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
第 5.9−1 表 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備の主要機器仕様

ﾎ(3)(ⅱ)b.-

整 合 性

備

考

「代替循環冷却系ポン
プ」は，設置変更許可
申請書（本文）における ﾎ(3)(ⅱ)b.- を工事の計画の主たる登録として「原子炉冷却系統施設」のうち「非常用炉心冷却設備その他
原子炉注水設備」に整理し ， 工 事の 計画 の ﾎ(3)(ⅱ)b.- は，設置変更許可申請書（本文）の ﾎ(3)(ⅱ)b.と同義であり整合している。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3(1) 低圧代替注水系（常設）ｂ．代替循環冷却系ポンプ「第 9.7−1 表 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備の主要機器仕様」に記載する。

工事の計画 該当事項
【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）
】
（要目表）

ﾎ(3)(ⅱ)b.-

ﾎ-74

74

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

設置変更許可申請書（本文）
緊急用海水系
緊急用海水ポンプ
ﾎ(3)(ⅱ)b.- （「ホ(4)(ⅵ) 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備」他と兼用）設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
第 5.9−1 表 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備の主要機器仕様

緊急用海水系ストレーナ
ﾎ(3)(ⅱ)b.- （「ホ(4)(ⅵ) 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備」他と兼用）

第 5.9−1 表 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備の主要機器仕様

工事の計画 該当事項
【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）
】
（要目表）

(3)緊急用海水系
ａ．緊急用海水ポンプ
第 5.10−1 表 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の主要機器仕様に記載する。

(3)緊急用海水系
ｂ．緊急用海水系ストレーナ
第 5.10−1 表 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の主要機器仕様に記載する。

【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）
】
（要目表）

整 合 性

備

考

「緊急用海水ポンプ」
は，設置変更許可申請書（ 本 文 ）に おけ る ﾎ(3)(ⅱ)b.- を工事の計画の「原子炉冷却系統施設」のうち「原子炉補機冷却設備」に整理しており整合している。

「緊急用海水ストレー
ナ」は，設置変更許可
申請書（本文）における ﾎ(3)(ⅱ)b.- を工事の計画の「原子炉冷却系統施設」のうち「原子炉補機冷却設備」に整理しており整合している。

ﾎ-75

75

設置変更許可申請書（本文）［可搬型重大事故等対処設備］
低圧代替注水系（可搬型）
可搬型代替注水中型ポンプ
ﾎ(3)(ⅱ)b.- （「ニ(3)(ⅱ) 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備」他と兼用）設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
第 5.9−1 表 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備の主要機器仕様（本文十号）
低 圧代 替 注 水 系 （ 可 搬 型 ）に よる 原子 炉 注 水 流 量
110m３／h（原子炉注水と格納容器スプレイを同時に実施する場
合は 50m３／h にて原子炉へ注水）
・記載箇所
ハ(2)(ⅱ)b.(c)(c-1)(c-1-7)
ハ(2)(ⅱ)b.(c)(c-2)(c-2-7)
ハ(2)(ⅱ)b.(c)(c-3)(c-3-7)・設置変更許可申請書（本文十号）では，可搬型代替
注水中型ポンプの容量に対して，低圧代替注水系（可搬型）の注水流量を小さくすることで，保守的な結果としている。
そのため，工事の計画で使用している可搬型代替注
水中型ポンプの容量は，設置変更許可申請書（本文十号）で使用している解析条件に包絡される。

整 合 性「可搬型代替注水中型ポンプ」は，設置変更
許可申請書（本文）における ﾎ(3)(ⅱ)b.を工事の計画の主たる登録として「原子炉冷却系統施設」のうち「非常用炉心冷却設備
その他原子炉注水設備」に整理し，工事の計画の ﾎ(3)(ⅱ)b.は，設置変更許可申請書（本文）のﾎ(3)(ⅱ)
b . - と同 義であり整合している。

備考NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3(2) 低圧代替注水系（可搬型）
ａ．可搬型代替注水中型ポンプ
第 4.3−1 表 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備の主要機器仕様に記載する。

工事の計画 該当事項
【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）
】
（要目表）
ﾎ(3)(ⅱ)b.-

ﾎ-76

76

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

考

ﾎ(3)(ⅱ)b.-

ﾎ-77

77

設置変更許可申請書（本文）
可搬型代替注水大型ポンプ
ﾎ(3)(ⅱ)b.- （「ニ(3)(ⅱ) 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備」他と兼用）設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
第 5.9−1 表 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備の主要機器仕様

整 合 性「可搬型代替注水大型ポンプ」は，設置変更
許可申請書（本文）における ﾎ(3)(ⅱ)b.を工事の計画の主たる登録として「原子炉冷却系統施設」のうち「非常用炉心冷却設備
その他原子炉注水設備」に整理し，工事の計画の ﾎ(3)(ⅱ)b.は，設置変更許可申請書（本文）のﾎ(3)(ⅱ)
b . - と同 義であり整合している。

備考NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3(2) 低圧代替注水系（可搬型）
ｂ．可搬型代替注水大型ポンプ
第 4.3−1 表 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備の主要機器仕様に記載する。

工事の計画 該当事項
【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）
】
（要目表）
ﾎ(3)(ⅱ)b.-

ﾎ-78

78

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

考

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

設置変更許可申請書（本文）

ﾎ(3)(ⅱ)b.-

ﾎ-79

79

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

考

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

設置変更許可申請書（本文）

ﾎ-80

80

設置変更許可申請書（本文）NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3(4) その他の主要な事項(ⅰ) 残留熱除去系
ﾎ(4)(ⅰ)-①残留熱除去系は，原子炉停止後の炉心の崩
壊熱及び原子炉圧力容器，配管，冷却材中の保有熱を除去する原子炉停止時冷却系，ﾎ(4)(ⅰ)-②非常用冷却設備
としての低圧注水系，ﾎ(4)(ⅰ)-③非常用原子炉格納容器
保護設備としての格納容器スプレイ冷却系ﾎ(4)(ⅰ)-④等の各機能を持っており，ポンプ，熱交換器等からなる。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
5.4 残留熱除去系
5.4.1 通常運転時等
5.4.1.1 概要＜中略＞(2) 設備の機能
残留熱除去系は，通常の原子炉停止時の炉心崩壊熱及び残留熱の除去，原子炉冷却材喪失時の炉心冷却等を目的とし，弁の切替操作によって以下の 4 モードと一つの補助機能を有す。
ａ．原子炉停止時冷却系（2 ループ）ｂ．低圧注水系（3 ループ）
ｃ．格納容器スプレイ冷却系（2 ループ）
ｄ．サプレッション・プール冷却系（2 ループ）ｅ．使用済燃料プール水の冷却及び補給（2 ループ）工事の計画 該当事項
【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）】（基本設計方針）
4.1 残留熱除去系(1) 系統構成
ﾎ(4)(ⅰ)-①発電用原子炉を停止した場合において，燃料要素の許容損傷限界及び原子炉冷却材圧力バウンダリの健全性を維持するために必要なパラメータが設計値を超えないようにするため，原子炉圧力容器内において発生した残留熱を除去することができる設備として残留熱除去系を設ける設計とする。
残留熱除去系の冷却速度は，原子炉冷却材圧力バウン
ダリの加熱・冷却速度の制限値（55 ℃/h）を超えないよ
うに制限できる設計とする。
ﾎ(4)(ⅰ)-④残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）は，サプレッション・プール水温度を所定の温度以下に冷却できる設計とする。
ﾎ(4)(ⅰ)-④残留熱除去系は，使用済燃料からの崩壊熱を除去できる設計とする。残留熱除去系熱交換器で除去した熱は，残留熱除去系海水系を経て，最終的な熱の逃がし場である海へ輸送できる設計とする。
＜中略＞
5.3 低圧注水系(1) 系統構成
ﾎ(4)(ⅰ)-②残留熱除去系（低圧注水系）は，炉心スプレイ系とは独立して，再循環回路の完全破断のような原子炉冷却材喪失時に，非常用電源設備に結ばれた電動機
駆動ポンプによりサプレッション・チェンバのプール水を炉心内に注水し，炉心を水浸けにすることにより，燃料の過熱を防止する設計とする。
＜中略＞【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3. 圧力低減設備その他の安全設備
3.2 原子炉格納容器安全設備
3.2.1 格納容器スプレイ冷却系
ﾎ(4)(ⅰ)-③原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊又は故障の際に生ずる原子炉格納容器内の圧力及び温度の上昇により原子炉格納容器の安全性を損なうことを防止するため，原子炉格納容器内において発生した熱を除去する設備として，残留熱除去系（格納容器スプレ
イ冷却系）を設ける。
＜中略＞

整 合 性

備

考

工事の計画のﾎ(4)(ⅰ) 【33 条 11】- ① は ， 残 留 熱除 去系（原子炉停止時冷却系）について示しており，設置変更許可申請書（本文）のﾎ(4)(ⅰ)- ① を 具 体 的 に記 載しており整合している。
工事の計画のﾎ(4)(ⅰ) 【33 条 17】- ② は ， 設 置 変更 許可
申請書（本文）のﾎ(4)( ⅰ )-② を具 体的に記 【26 条 29】
載しており整合している。
工事の計画のﾎ(4)(ⅰ)- ③ は ， 設 置 変更 許可
申請書（本文）のﾎ(4)( ⅰ )-③ を具 体的に記載しており整合してい 【32 条 7】る。
工事の計画のﾎ(4)(ⅰ)- ④ は ， 設 置 変更 許可
申請書（本文）のﾎ(4)( ⅰ )-④ 「等 」を具体的に記載しており整合している。

【44 条 27】

ﾎ-81

81

設置変更許可申請書（本文）NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

ﾎ(4)(ⅰ)-⑤また，本系統は，想定される重大事故等時においても使用する。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
5.9 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための 設備
5.9.1 概要
＜中略＞
また，想定される重大事故等時において，設計基準事
故対処設備である残留熱除去系（低圧注水系），残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）及び低圧炉心スプレイ系が使用できる場合は，重大事故等対処設備として使用する。残留熱除去系（低圧注水系）及び残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）については，「5.4 残留熱除去系」に記載する。低圧炉心スプレイ系については，「5.2 非常用
炉心冷却系」に記載する。
5.10 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
5.10.1 概 要＜中略＞
また，想定される重大事故等時において，設計基準事
故対処設備である残留熱除去系（原子炉停止時冷却系），
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）並びに残留熱除去系海水系が使用できる場合は重大事故等対処設備として使用する。
＜中略＞

工事の計画 該当事項
【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）】（基本設計方針）
4.1 残留熱除去系(1) 系統構成＜中略＞
ﾎ(4)(ⅰ)-⑤原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備として，想定される重大事故等時において，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）が使用できる場合は，重大事故等対処設備として使用できる設計とする。
最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備として，想定される重大事故等時において，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（原子炉停止時冷却系），残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）が使用できる場合は，重大事故等対処設備として使用できる設計とする。
＜中略＞

整 合 性

備

考

工事の計画のﾎ(4)(ⅰ) 【62 条 3】
- ⑤ は ， 設 置 変更 許可
申請書（本文）のﾎ(4)( ⅰ )-⑤ を具 体的に記載しており整合している。
【63 条 2】5.3 低圧注水系(1) 系統構成＜中略＞
ﾎ(4)(ⅰ)-⑤原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備として，想定される重大事故等時において，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水系）が使用できる場合は，重大事故等対処設備として使用できる設計とする。
＜中略＞【62 条 3】

ﾎ-82

82

設置変更許可申請書（本文）
ポンプ
台 数
流 量
全揚程

3
約 1,690m３／h（1 台当たり）
ﾎ(4)(ⅰ)-⑥
約 85m ﾎ(4)(ⅰ)-⑦

整合性
工事の計画のﾎ(4)(ⅰ)-⑥は，設置変更許可申請書（本文）のﾎ(4)(ⅰ)-⑥を詳細に記載しており整合している。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
5.4.1.3 主要設備及び仕様
＜中略＞
ポンプ
形式
たて形電動うず巻式
台数
3
流量
約 1,690m３／h（1 台当たり）
全揚程
約 85m
材料
ケーシング：鋳鋼
軸 ：ステンレス鋼
翼 ：ステンレス鋼＜中略＞

工事の計画 該当事項
【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）
】
（要目表）

整 合 性

備

考

ﾎ(4)(ⅰ)-⑥
ﾎ(4)(ⅰ)-⑦

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3工事の計画のﾎ(4)(ⅰ)-⑦は，設置変更許可申請書（本文）のﾎ(4)(ⅰ)-⑦を詳細に記載しており整合している。

（本文十号）
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
格納容器スプレイ流量 1,692 m３／h
・記載箇所
ハ(2)(ⅱ)b.(c)(c-1)(c-1-10)
ハ(2)(ⅱ)b.(c)(c-2)(c-2-10)
ハ(2)(ⅱ)b.(c)(c-3)(c-3-9)ハ(2)(ⅱ)b.(d)(d-1)(d-1-9)・設置変更許可申請書（本文十号）の残留熱除去系
ポンプ（格納容器スプレイ冷却系）の容量は，工事の計画で使用している残留熱除去系ポンプの容量よりわずかに大きく設定している。しかしながら，工事の計画で使用している残留熱除去系ポン
プの容量は，必要揚程が最も大きい低圧注水系におけるポンプ容量であり，格納容器スプレイ冷却
系では低圧注水系に比べ注水先圧力が低いことから必要 揚程が小さくなるため，解 析条 件で ある
1692 ｍ3/h は確保される。

ﾎ-83

83

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

設置変更許可申請書（本文）
熱交換器
基
数
2
ﾎ (4)( ⅰ )- ⑧ 伝 熱 容 量
約 19.4 × 10 ３ kW ／基（原子炉停止時
冷却系）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
5.4.1.3 主要設備及び仕様
＜中略＞
熱交換器
形式
たて置Ｕチューブ式基数
2
伝熱容量
約 19.4×10３kW（1 基当たり）（原子炉停止時冷却系）
材料
管 ：白銅管胴 ：炭素鋼
管板：炭素鋼（モネル・クラッド）（本文十号）
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
伝熱容量（残留熱除去系海水系）
熱交換器 1 基当たり約 43MW（サプレッション・プ
ール水温度 100℃，海水温度 32℃において）・記載箇所
ハ(2)(ⅱ)b.(b)(b-9)
ハ(2)(ⅱ)b.(c)(c-1)(c-1-10)
ハ(2)(ⅱ)b.(c)(c-2)(c-2-10)
ハ(2)(ⅱ)b.(c)(c-3)(c-3-9)ハ(2)(ⅱ)e.(a)(a-10)

・設置変更許可申請書（本文十号）では，熱交換器の設計性能に基づき，各モードの淡水側流量等を考慮した伝熱容量に設定している。
そのため，工事の計画で使用している残留熱除去
系熱交換器の容量（設計熱交換量）は，設置変更
許可申請書（本文十号）で使用している解析条件に包絡される。

（本文十号）
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
伝熱容量（緊急用海水系）
熱交換器 1 基当たり約 24MW（サプレッション・プ
ール水温度 100℃，海水温度 32℃において）・記載箇所
ハ(2)(ⅱ)b.(d)(d-1)(d-1-8)
ハ(2)(ⅱ)b.(d)(d-1)(d-1-9)ハ(2)(ⅱ)b.(h)(h-4)
ハ(2)(ⅱ)e.(b)(b-10)

・設置変更許可申請書（本文十号）では，熱交換器の設計性能に基づき，各モードの淡水側流量等を考慮した伝熱容量に設定している。
そのため，工事の計画で使用している残留熱除去
系熱交換器の容量（設計熱交換量）は，設置変更
許可申請書（本文十号）で使用している解析条件に包絡される。

（本文十号）
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
伝熱容量（残留熱除去系海水系）
熱交換器 1 基当たり約 53MW（サプレッション・プ
ール水温度 100℃，海水温度 27.2℃において）・記載箇所
ハ(2)(ⅱ)b.(e)(e-12)

・設置変更許可申請書（本文十号）では，熱交換器の設計性能に基づき，各モードの淡水側流量等を考慮した伝熱容量に設定している。
そのため，工事の計画で使用している残留熱除去
系熱交換器の容量（設計熱交換量）は，設置変更
許可申請書（本文十号）で使用している解析条件に包絡される。

工事の計画 該当事項
【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）
】
（要目表）

ﾎ(4)(ⅰ)-⑧

整 合 性

備

工事の計画のﾎ(4)(ⅰ)- ⑧ は ， 設 置 変更 許可
申請書（本文）のﾎ(4)(ⅰ)-⑧を含んでおり，また，原子炉停止
時冷却系における伝熱容量に相違はなく，整合している。

考本工事計画においては，熱交換器の必要伝熱容量が最大となる
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の容量を記載する。

16.66×10 ６ kcal／860＝19.372×10３ kW≒19.4×10３ kW

ﾎ-84

84

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項（本文十号）
代替循環冷却系
伝熱容量（緊急用海水系）
熱交換器 1 基当たり約 14MW（サプレッション・プ
ール水温度 100℃，海水温度 32℃において）・記載箇所
ハ(2)(ⅱ)c.(a)(a-1)(a-1-12)
ハ(2)(ⅱ)c.(b)(b-13)

・設置変更許可申請書（本文十号）では，熱交換器の設計性能に基づき，各モードの淡水側流量等を考慮した伝熱容量に設定している。
そのため，工事の計画で使用している残留熱除去
系熱交換器の容量（設計熱交換量）は，設置変更
許可申請書（本文十号）で使用している解析条件に包絡される。

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

考

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

設置変更許可申請書（本文）

ﾎ(4)(ⅰ)-⑧(ⅱ) 残留熱除去系海水系
ﾎ(4)(ⅱ)-①残留熱除去系による原子炉停止時冷却系の運転は，原子炉水は再循環回路再循環系ポンプ入口側から残留熱除去系のポンプ及び熱交換器を経て再循環回路
再循環系ポンプ出口側に戻される。熱交換器は残留熱除去系海水系ポンプによって冷却される。

5.6 原子炉補機冷却系
5.6.1 通常運転時
5.6.1.2 残留熱除去系海水系
5.6.1.2.1 概要
残留熱除去系海水系は，残留熱除去設備，非常用炉心冷却設備等の機器で発生する熱を冷却除去するために設けるものである。
残留熱除去系海水系は独立した 2 系統で構成し，「5.2
非常用炉心冷却系」に記載する区分Ⅰ及び区分Ⅱの非常用炉心冷却設備，残留熱除去設備等の各区分に分離して冷却を行うことができる機能を有する。

【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）】（基本設計方針）7. 原子炉補機冷却設備
7.1 残留熱除去系海水系(1) 系統構成
ﾎ(4)(ⅱ)-①最終ヒートシンクへ熱を輸送することができる設備である残留熱除去系海水系は，発電用原子炉停止時に残留熱除去系により除去された原子炉圧力容器内において発生した残留熱及び重要安全施設において発生した熱を，常設代替交流電源設備から電気の供給が開始されるまでの間の全交流動力電源喪失時を除いて，最終工事の計画のﾎ(4)(ⅱ) 【33 条 13】- ① は ， 設 置 変更 許可
申請書（本文）のﾎ(4)( ⅱ )-① を具 体的に記載しており整合してい
る。

ﾎ-85

85

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
本系統の系統概要を第 5.6−2 図に示す。
5.6.1.2.2 設計方針
(1) 非常用炉心冷却系の機器で発生する熱を冷却除去できるようにする。
(2) 残留熱除去系の機器で発生する熱を冷却除去できるようにする。
(3) 非常用補機を扱う補機で発生する熱を冷却除去できるようにする。
(4) 動的機器の単一故障及び外部電源喪失を仮定した場合でも非常用機器の安全機能を喪失しないよう非常用炉
心冷却系の区分に対応した系統構成とする。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

ﾎ(4)(ⅱ)-②また，この系統は，想定される重大事故等時においても使用する。

5.9 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
5.9.2 設計方針
(1) 原子炉運転中の場合に用いる設備
ｂ．サポート系故障時に用いる設備(c) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（低圧注水系）の復旧＜中略＞
その他，設計基準対象施設である原子炉圧力容器を重大事故等対処設備として使用し，設計基準事故対処設備である残留熱除去系及び残留熱除去系海水系を重大事故等対処設備として使用する。

工事の計画 該当事項
的な熱の逃がし場である海へ輸送が可能な設計とする。
また，津波，溢水又は発電所敷地若しくはその周辺において想定される発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人為によるものに対して安全性を損なわない設計とする。
残留熱除去系海水系は，残留熱除去系海水系ポンプを設置し残留熱除去系熱交換器に冷却用海水を供給することにより，非常時に動的機器の単一故障及び外部電源喪失を仮定した場合でも，残留熱除去設備，非常用炉心冷却設備等の機器から発生する熱を最終的な熱の逃がし場
である海へ輸送が可能な設計とする。

整 合 性

備

ﾎ(4)(ⅱ)-②原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備，最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備，原子炉格納容器内の冷却等のための設備，原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備及び原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備として，想定される重大事故等時において，設計基準事故対処設備である残留熱除去系海水系が使用できる場合は重大事故等対処設備として使用できる設計とする。

工事の計画のﾎ(4)(ⅱ)- ② は ， 設 置 変更 許可
申請書（本文）のﾎ(4)( ⅱ )-② を具 体的に記載しており整合している。

考【33 条 14】【62 条 14】【62 条 21】【62 条 31】【62 条 40】【63 条 2】【64 条 17】【64 条 26】
【64 条 36】【64 条 44】【65 条 3】【66 条 33】

5.10 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
5.10.1 概 要＜中略＞
また，想定される重大事故等時において，設計基準事
故対処設備である残留熱除去系（原子炉停止時冷却系），
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）並びに残留熱除去系海水系が使用できる場合は重大事故等対処設備として使用する。
＜中略＞

ﾎ-86

86

設置変更許可申請書（本文）
海水ポンプ
型 式
台 数
流 量
全揚程
材 料

たて形うず巻式ﾎ(4)(ⅱ)-③
4
約 886m３／h（1 台当たり）
ﾎ(4)(ⅱ)-④
約 184m ﾎ(4)(ⅱ)-⑤
ケーシング：鋳鋼ﾎ(4)(ⅱ)-⑥
軸 ：ステンレス鋼
翼 ：ステンレス鋼

整合性
工事の計画のﾎ(4)(ⅱ)-③は，設置変更許可申請書（本文）の ﾎ(4)(ⅱ)-③と同義であり整合している。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
5.4.1.3 主要設備及び仕様
＜中略＞
海水ポンプ
形式
たて形うず巻式
台数
4
流量約 886m３／h（1 台当たり）
全揚程
約 184m材料
ケーシング：鋳鋼
軸 ：ステンレス鋼
翼 ：ステンレス鋼

整 合 性

備

考

工事の計画のﾎ(4)(ⅲ)- ① は ， 設 置 変更 許可
申請書（本文）のﾎ(4)( ⅲ )-① と同 義であり整合している。

【33 条 7】

ﾎ(4)(ⅱ)-③
ﾎ(4)(ⅱ)-④
ﾎ(4)(ⅱ)-⑤

ﾎ(4)(ⅱ)-⑥

工事の計画のﾎ(4)(ⅱ)-④は，設置変更許可申請書（本文）のﾎ(4)(ⅱ)-④を詳細に記載しており整合している。
NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3工事の計画 該当事項
【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）
】
（要目表）

工事の計画のﾎ(4)(ⅱ)-⑤は，設置変更許可申請書（本文）のﾎ(4)(ⅱ)-⑤を詳細に記載しており整合している。
工事の計画のﾎ(4)(ⅱ)-⑥は，設置変更許可申請書（本文）の ﾎ(4)(ⅱ)-⑥と同義であり整合している。
設置 変更 許可申請書（本 文）に おい て申 請した「材料 軸：ステンレス鋼 翼：ステンレス鋼」
は，本工事計画の対象外である。

(ⅲ) 原子炉隔離時冷却系
ﾎ(4)(ⅲ)-①発電用原子炉停止後，何らかの原因で給水が停止した場合等に原子炉水位を維持するため，原子炉
隔離時冷却系を設ける。
この系は，発電用原子炉で発生する蒸気の一部を用いたタービン駆動ポンプにより，サプレッション・チェン
バのプール水又は復水貯蔵タンクの水を原子炉圧力容器
内へ注水する。
ﾎ(4)(ⅲ)-②また，本系統は，想定される重大事故等時においても使用する。

5.3 原子炉隔離時冷却系
5.3.1 通常運転時等
5.3.1.2 設備の機能
原子炉隔離時冷却系は，原子炉停止後，何らかの原因
で復水・給水が停止した場合等に，主蒸気を用いたター
ビン駆動ポンプにより，サプレッション・チェンバの水又は復水貯蔵タンクの水を原子炉圧力容器に補給し水位を維持する。
＜中略＞【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）】（基本設計方針）6. 原子炉冷却材補給設備
6.1 原子炉隔離時冷却系(1) 系統構成
ﾎ(4)(ⅲ)-①原子炉隔離時冷却系は，発電用原子炉停止
後，何らかの原因で給水が停止した場合等に原子炉水位を維持するため，発電用原子炉で発生する蒸気の一部を用いたタービン駆動のポンプにより，サプレッション・
チェンバのプール水又は復水貯蔵タンクの水を原子炉圧力容器に補給し水位を維持できる設計とする。
また，原子炉冷却材喪失事故に至らない原子炉冷却材
圧力バウンダリからの小さな漏えい及び原子炉冷却材圧
力バウンダリに接続する小口径配管の破断又は小さな機器の損傷による冷却材の漏えいに対し，補給する能力を有する設計とする。
原子炉隔離時冷却系は，全交流動力電源喪失時から重工事の計画のﾎ(4)(ⅲ) 【33 条 8】
- ② は ， 設 置 変更 許可
申請書（本文）のﾎ(4)( ⅲ )-② を具 体的に記載しており整合している。
【33 条 12】

ﾎ-87

87

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項
大事故等に対処するために必要な電力の供給が常設代替
交流電源設備から開始されるまでの間，炉心を冷却する機能を有する設計とする。
＜中略＞

整 合 性

備

5.2 原子炉隔離時冷却系(1) 系統構成
ﾎ(4)(ⅲ)-②原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備として，想定される重大事故等時において，設計基準事故対処設備である原子炉
隔離時冷却系が使用できる場合は重大事故等対処設備として使用できる設計とする。
＜中略＞

1
142m３／h 以上
約 186m〜約 869m

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

ポンプ
台
数
流
量
全 揚 程

（本文十号）
原子炉隔離時冷却系流量 136.7m３／h（約 7.86MPa[gage]〜約 1.04MPa[gage]において）・記載箇所
ハ(2)(ⅱ)b.(c)(c-1)(c-1-5)
ハ(2)(ⅱ)b.(c)(c-3)(c-3-5)
ハ(2)(ⅱ)b.(d)(d-1)(d-1-5)
ハ(2)(ⅱ)b.(d)(d-2)(d-2-6)
ハ(2)(ⅱ)b.(e)(e-9)
ハ(2)(ⅱ)b.(g)(g-5)

5.3.1.4 主要設備及び仕様
次に原子炉隔離時冷却系の主要な設計仕様を示す。
蒸気タービン
形式
背圧式
台数
1
原 子 炉 圧 力 約 7.86MPa ［ gage ］ 〜 約 1.04MPa［gage］
出力
約 541kW〜約 97kW
回転数
約 4,500rpm〜約 2,200rpm
ポンプ形式
多段，水平遠心式
台数
1
原 子 炉 圧 力 約 7.86MPa ［ gage ］ 〜 約 1.04MPa［gage］
流量142m３／h 以上
全揚程
約 869m〜約 186m
材料
ケーシング：炭素鋼
軸：ステンレス鋼
翼：ステンレス鋼考【60 条 4】

【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）
】
（要目表）

・設置変更許可申請書（本文十号）では，原子炉隔離時冷却系ポンプの容量に対して，原子炉隔離時
冷却系の注水流量を小さくすることで，保守的な結果としている。そのため，工事の計画で使用している原子炉隔離時冷却系ポンプの容量は，設置変更許可申請書（本文十号）で使用している解析
条件に包絡される。
・設置変更許可申請書（本文十号）で使用している
原子炉隔離時冷却系の圧力は，工事の計画で使用している原子炉隔離時冷却系ポンプの揚程より小さくしているため，設置変更許可申請書（本文十号）で使用している解析条件に包絡される。

ﾎ-88

88

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

設置変更許可申請書（本文）(ⅳ) 原子炉冷却材浄化系
原子炉冷却材浄化系は，冷却材の純度を高く保つために設置するもので，再循環系配管から冷却材を一部取り出し，ろ過脱塩した後，給水系へ戻す。

ポンプ
台 数
容 量

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

5.5 原子炉冷却材浄化系
5.5.3 主要設備及び仕様
原子炉冷却材浄化系は，再循環回路から冷却材を一部バイパスし，僅かの冷却材損失及び熱損失で連続的に冷却材の浄化を行うものである。
系統は原子炉起動時，停止時において発電用原子炉の通常運転中と同様に運転することができる。
浄化すべき冷却材は，再循環回路から抜き出し，再生
熱交換器及び非再生熱交換器で冷却し，フィルタ脱塩器によって浄化脱塩する。

【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）】（基本設計方針）
8.1 原子炉冷却材浄化系(1) 系統構成
原子炉冷却材浄化系は，原子炉冷却材の純度を高く保つために設置するもので，原子炉冷却材再循環系配管から冷却材を一部取り出し，原子炉冷却材浄化系フィルタ
脱塩器によって浄化脱塩して給水系へ戻すことにより，原子炉冷却材中の不純物及び放射性物質の濃度を発電用
原子炉施設の運転に支障を及ぼさない値以下に保つことができる設計とする。
放射性物質を含む原子炉冷却材を，原子炉起動時，停止時及び高温待機時において，原子炉冷却系統外に排出する場合は，原子炉冷却材浄化系により原子炉冷却材を浄化して，液体廃棄物処理系へ導く設計とする。

5.5.3
2
約 81.8m３／h（1 台当たり）

主要設備及び仕様
＜中略＞
循環ポンプ
台 数
2
流 量
約 81.8m３／h（1 台当たり）
全揚程
約 152m
材 料
ステンレス鋼
＜中略＞

整 合 性

備

考

【33 条 10】【29 条 1】

設置変更許可申請書（本文）の「ポンプ」
は本工事計画の対象外
である。

ﾎ-89

89

設置変更許可申請書（本文）
フィルタ脱塩器
基 数
2
ﾎ(4)(ⅳ)-①容 量
約 60.7m３／h（1 基当たり）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
主要設備及び仕様＜中略＞
フィルタ脱塩器
基 数2
容 量
約 60.7m３／h（1 基当たり）
5.5.3

工事の計画 該当事項
【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）
】
（要目表）

整 合 性
工事の計画のﾎ(4)(ⅳ)- ① は ， 設 置 変更 許可
申請書（本文）のﾎ(4)( ⅳ )-① を詳 細に記載
しており整合している。

備考NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

ﾎ(4)(ⅳ)-①

ﾎ-90

90

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

設置変更許可申請書（本文）(ⅴ) 原子炉補機冷却系
原子炉補機冷却系は，原子炉補機の冷却を行うためのものであり，原子炉補機から発生する熱を最終的な熱の逃がし場である海水に伝達できるよう熱交換器，ポンプ等からなる。

(ⅵ) 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
設計基準事故対処設備が有する最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合において炉心の著しい損
傷及び原子炉格納容器の破損（炉心の著しい損傷が発生する前に生ずるものに限る。
）を防止するため，最終ヒー
トシンクへ熱を輸送するために必要なﾎ(4)(ⅵ)-①重大事
故等対処設備を設置する。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
5.6 原子炉補機冷却系
5.6.1 通常運転時
5.6.1.1 原子炉補機冷却系
5.6.1.1.1 概要
原子炉補機は，原子炉補機冷却系によって冷却される。
原子炉補機からの放射性物質の漏えいがあっても，本系統の閉回路中にとじ込められ，かつ，この回路には放射能の連続モニタがあるので漏えいを検知できる。
本系統には，サージタンク 1 基があり，閉回路系統の
水の膨張，収縮を吸収するとともに，補給水の注入をここで行なう。
本系統には，3 基の熱交換器と 3 台のポンプがあり，2基の熱交換器と 2 台のポンプによって，原子炉全出力運転中の補機冷却が行なえる。
本系統の熱交換器の管側には，補機冷却系海水系ポン
プによって海水が循環され，補機冷却水を冷却する。
＜中略＞

工事の計画 該当事項

5.10 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
5.10.1 概 要
設計基準事故対処設備が有する最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合において炉心の著しい損
傷及び原子炉格納容器の破損（炉心の著しい損傷が発生する前に生ずるものに限る。
）を防止するため，最終ヒー
トシンクへ熱を輸送するために必要な重大事故等対処設備を設置する。
＜中略＞
また，想定される重大事故等時において，設計基準事
故対処設備である残留熱除去系（原子炉停止時冷却系），
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）並びに残留熱除去系海水系が使用できる場合は重大事故等対処設備として使用する。
＜中略＞【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）】（基本設計方針）
4.1 残留熱除去系(1) 系統構成＜中略＞
ﾎ(4)(ⅵ)-①最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備として，想定される重大事故等時において，設計基準
事故対処設備である残留熱除去系（原子炉停止時冷却系），残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）が使用できる場合は，重大事故等対処設備として使用できる設計とする。

5.10.2 設計方針
最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備のうち，設計基準事故対処設備が有する最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合においても炉心の著しい損
傷及び原子炉格納容器の破損を防止するための設備として，格納容器圧力逃がし装置，耐圧強化ベント系及び緊急用海水系を設ける。

整 合 性
設置変更許可申請書（本文）の「原子炉補機冷却系」は本工事計画の対象外である。

備

考工事の計画のﾎ(4)(ⅵ) 【63 条 2】
- ① は ， 設 置 変更 許可
申請書（本文）のﾎ(4)( ⅵ )-① を具 体的に記載しており整合している。

4.2 格納容器圧力逃がし装置(1) 系統構成
設計基準事故対処設備が有する最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合において炉心の著しい損
傷及び原子炉格納容器の破損（炉心の著しい損傷が発生する前に生ずるものに限る。
）を防止するため，最終ヒー
トシンクへ熱を輸送するために必要なﾎ(4)(ⅵ)-①重大事
故等対処設備として，格納容器圧力逃がし装置を設ける設計とする。
＜中略＞【63 条 1】【63 条 1】4.3 耐圧強化ベント系(1) 系統構成
設計基準事故対処設備が有する最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合において炉心の著しい損
傷及び原子炉格納容器の破損（炉心の著しい損傷が発生

ﾎ-91

91

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項
する前に生ずるものに限る。
）を防止するため，最終ヒー
トシンクへ熱を輸送するために必要なﾎ(4)(ⅵ)-①重大事
故等対処設備として，耐圧強化ベント系を設ける設計と
する。
＜中略＞

整 合 性

備

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

7. 原子炉補機冷却設備
7.1 残留熱除去系海水系(1) 系統構成＜中略＞
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備，最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備，原子炉格納容器内の冷却等のための設備，原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備及び原子炉格納容器下部の溶融 炉心を 冷却するための設 備 ﾎ(4)(ⅵ)-①として，想定される重大事故等時において，設計基準事故対処設備である残留熱除去系海水系が使用できる場合は重大事故等対処設備として使用できる設計とする。

【62 条 14】【62 条 21】【62 条 31】【62 条 40】【63 条 2】【64 条 17】【64 条 26】
【64 条 36】【64 条 44】【65 条 3】【66 条 33】

(2) 多様性，位置的分散等
残留熱除去系海水系ポンプ及び残留熱除去系海水系ス
トレーナは，設計基準事故対処設備であるとともに，重大事故等時においても使用するため，重大事故等対処設備としての基本方針に示す設計方針を適用する。ただし，多様性及び独立性並びに位置的分散を考慮すべき対象の設計基準事故対処設備はないことから，重大事故等対処設備の基本方針のうち「5.1.2 多様性，位置的分散
等」に示す設計方針は適用しない。

【62 条 46】【63 条 35】【64 条 52】

7.2 緊急用海水系(1) 系統構成
設計基準事故対処設備が有する最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合において炉心の著しい損
傷及び原子炉格納容器の破損（炉心の著しい損傷が発生する前に生ずるものに限る。
）を防止するため，最終ヒー
トシンクへ熱を輸送するために必要なﾎ(4)(ⅵ)-①重大事
故等対処設備として，緊急用海水系を設ける設計とする。
＜中略＞

ﾎ(4)(ⅵ)-②最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設
備のうち，設計基準事故対処設備が有する最終ヒートシ
ンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するための設備として，格納容器圧力逃がし装置，耐圧強化ベン

5.10.2 設計方針
最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備のうち，設計基準事故対処設備が有する最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合においても炉心の著しい損
傷及び原子炉格納容器の破損を防止するための設備として，格納容器圧力逃がし装置，耐圧強化ベント系及び緊4.2 格納容器圧力逃がし装置(1) 系統構成
ﾎ(4)(ⅵ)-②設計基準事故対処設備が有する最終ヒート
シンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損（炉心の著しい損傷が発生する前に生ずるものに限る。）を防止するため，最終ヒートシンクへ熱を輸送するために必要な重大考【63 条 1】

工事の計画のﾎ(4)(ⅵ)- ② は ， 設 置 変更 許可
申請書（本文）のﾎ(4)( ⅵ )-② と同 義であり整合している。

ﾎ-92【63 条 1】92

設置変更許可申請書（本文）ト系及び緊急用海水系を設ける。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
急用海水系を設ける。

工事の計画 該当事項
事故等対処設備として，格納容器圧力逃がし装置を設ける設計とする。
＜中略＞

整 合 性

備

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

4.3 耐圧強化ベント系(1) 系統構成
ﾎ(4)(ⅵ)-②設計基準事故対処設備が有する最終ヒート
シンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損（炉心の著しい損傷が発生する前に生ずるものに限る。）を防止するため，最終ヒートシンクへ熱を輸送するために必要な重大事故等対処設備として，耐圧強化ベント系を設ける設計
とする。
＜中略＞

【63 条 1】【63 条 1】7.2 緊急用海水系(1) 系統構成
ﾎ(4)(ⅵ)-②設計基準事故対処設備が有する最終ヒート
シンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損（炉心の著しい損傷が発生する前に生ずるものに限る。）を防止するため，最終ヒートシンクへ熱を輸送するために必要な重大事故等対処設備として，緊急用海水系を設ける設計とする。
＜中略＞
ａ．フロントライン系故障時に用いる設備(a) 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱残留熱除去系の故障等により最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合に，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するための重大事故等対処
設備として，格納容器圧力逃がし装置は，原子炉格納容
器内雰囲気ガスを不活性ガス系等を経由して，フィルタ装置へ導き，放射性物質を低減させた後に原子炉建屋原
子炉棟屋上に設ける放出口から放出することで，排気中に含まれる放射性物質の環境への放出量を抑制しつつ，原子炉格納容器内に蓄積した熱を最終的な熱の逃がし場である大気へ輸送できる設計とする。

格納容器圧力逃がし装置を使用した場合に放出される
放射性物質の放出量に対して，ﾎ(4)(ⅵ)-③あらかじめ敷
地境界での線量評価を行うこととする。

5.10.2 設計方針
(1) フロントライン系故障時に用いる設備
ａ．格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱残留熱除去系の故障等により最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合に，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するための重大事故等対処
設備として，格納容器圧力逃がし装置を使用する。
格納容器圧力逃がし装置は，フィルタ装置（フィルタ容器，スクラビング水，金属フィルタ，よう素除去部），
圧力開放板，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，原子炉格納容器内雰囲気ガスを不活性ガス系等を経由して，フィルタ装置へ導き，放射性物質を低減させた後に原子炉建屋原子炉棟屋上に設ける放出口から放出することで，排気中に含まれる放射性物質の環境への放出量を抑制しつつ，原子炉格納容器内に蓄積した熱を最終的な熱の逃がし場である大気へ輸送できる設計とする。
格納容器圧力逃がし装置を使用した場合に放出される
放射性物質の放出量に対して，あらかじめ敷地境界での線量評価を行うこととする。

4.2 格納容器圧力逃がし装置(1) 系統構成＜中略＞
残留熱除去系の故障等により最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合に，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するための重大事故等対処
設備として，格納容器圧力逃がし装置は，フィルタ装置（フィルタ容器，スクラビング水，金属フィルタ，よう素除去部），圧力開放板，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，原子炉格納容器内雰囲気ガスを不活性ガス系等を経由して，フィルタ装置へ導き，放射性物質を低減させた後に原子炉建屋原子炉棟屋上に設ける放出口から放出（系統設計流量 13.4 kg/s（1 Pd において））すること
で，排気中に含まれる放射性物質の環境への放出量を抑制しつつ，原子炉格納容器内に蓄積した熱を最終的な熱の逃がし場である大気へ輸送できる設計とする。
格納容器圧力逃がし装置を使用した場合に放出される
放射性物質の放出量に対して，ﾎ(4)(ⅵ)-③設置（変更）許可において敷地境界での線量評価を行い，実効線量が 5
mSv 以下であることを確認しており，格納容器圧力逃がし装置はこの評価条件を満足する設計とする。
＜中略＞

考【63 条 4】工事の計画のﾎ(4)(ⅵ) 【63 条 5】
- ③ は ， 設 置 変更 許可
申請書（本文）のﾎ(4)( ⅵ )-③ を具 体的に記載しており整合してい
る。

ﾎ-93

93

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

設置変更許可申請書（本文）
本系統の詳細については，「リ(3)(ⅱ)ｂ．原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備」に記載する。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
本系統の詳細については，「9.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備」に記載する。

(b) 耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱
残留熱除去系の故障等により最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合に，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するための重大事故等対処
設備として，耐圧強化ベント系は，格納容器内雰囲気ガスを不活性ガス系等を経由して，主排気筒に隣接する非常用ガス処理系排気筒を通して原子炉建屋外に放出することで，原子炉格納容器内に蓄積した熱を最終的な熱の逃がし場である大気へ輸送できる設計とする。
最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備として使用する場合の耐圧強化ベント系は，炉心損傷前に使用するため，排気中に含まれる放射性物質及び可燃性ガスは微量である。
耐圧強化ベント系は，使用する際に弁により他の系
統・機器と隔離することにより，悪影響を及ぼさない設計とする。

ｂ．耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱
残留熱除去系の故障等により最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合に，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するための重大事故等対処
設備として，耐圧強化ベント系を使用する。
耐圧強化ベント系は，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，格納容器内雰囲気ガスを不活性ガス系等を経由して，主排気筒に隣接する非常用ガス処理系排気筒を通して原子炉建屋外に放出することで，原子炉格納容器内に蓄積した熱を最終的な熱の逃がし場である大気へ輸送できる設計とする。
最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備として使用する場合の耐圧強化ベント系は，炉心損傷前に使用するため，排気中に含まれる放射性物質及び可燃性ガスは微量である。
耐圧強化ベント系は，使用する際に弁により他の系
統・機器と隔離することにより，悪影響を及ぼさない設計とする。

工事の計画 該当事項

整 合 性
設置変更許可申請書（ 本 文 ）「 リ (3)( ⅱ )ｂ．原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備」に示す。

備考

4.3 耐圧強化ベント系(1) 系統構成＜中略＞
残留熱除去系の故障等により最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合に，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するための重大事故等対処
設備として，耐圧強化ベント系は，格納容器内雰囲気ガスを不活性ガス系等を経由して，主排気筒に隣接する非常用ガス処理系排気筒を通して原子炉建屋外に放出することで，原子炉格納容器内に蓄積した熱を最終的な熱の逃がし場である大気へ輸送できる設計とする。
最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備として使用する場合の耐圧強化ベント系は，炉心損傷前に使用するため，排気中に含まれる放射性物質及び可燃性ガスは微量である。
耐圧強化ベント系は，使用する際に弁により他の系
統・機器と隔離することにより，悪影響を及ぼさない設
計とする。
＜中略＞

【63 条 23】4.3 耐圧強化ベント系(1) 系統構成＜中略＞
耐圧強化ベント系の流路として，設計基準対象施設である非常用ガス処理系排気筒を重大事故等対処設備として使用することから，流路に係る機能について重大事故等対処設備としての設計を行う。
4.3 耐圧強化ベント系(1) 系統構成
耐圧強化ベント系は，想定される重大事故等時において，原子炉格納容器が負圧とならない設計とする。耐圧強化ベント系の使用に際しては，代替格納容器スプレイ
冷却系等による原子炉格納容器内へのスプレイは停止す
る運用ﾎ(4)(ⅵ)-④としており，原子炉格納容器が負圧とならない。仮に，原子炉格納容器内にスプレイをする場
合においても，原子炉格納容器内圧力が規定の圧力まで減圧した場合には，原子炉格納容器内へのスプレイを停止する運用とする。

耐圧強化ベント系は，想定される重大事故等時において，原子炉格納容器が負圧とならない設計とする。耐圧強化ベント系の使用に際しては，代替格納容器スプレイ
冷却系等による原子炉格納容器内へのスプレイは停止する運用としており，原子炉格納容器が負圧とならない。
仮に，原子炉格納容器内にスプレイをする場合においても，原子炉格納容器内圧力が規定の圧力まで減圧した場
合には，原子炉格納容器内へのスプレイを停止する運用
とする。

＜中略＞
耐圧強化ベント系は，想定される重大事故等時において，原子炉格納容器が負圧とならない設計とする。
耐圧強化ベント系の使用に際しては，代替格納容器スプ
レイ冷却系等による原子炉格納容器内へのスプレイは停止する運用ﾎ(4)(ⅵ)-④を保安規定に定めて管理する。仮に，原子炉格納容器内にスプレイをする場合においても，原子炉格納容器内圧力が規定の圧力まで減圧した場
合には，原子炉格納容器内へのスプレイを停止する運用を保安規定に定めて管理する。

耐圧強化ベント系使用時の排出経路に設置される隔離
弁は電動弁とし，常設代替交流電源設備又は可搬型代替

耐圧強化ベント系使用時の排出経路に設置される隔離
弁は電動弁とし，常設代替交流電源設備又は可搬型代替

耐圧強化ベント系使用時の排出経路に設置される隔離
弁は電動弁とし，常設代替交流電源設備又は可搬型代替【63 条 28】

設 置 変 更 許 可 申 請 書 【63 条 24】（本文）の ﾎ(4)(ⅵ)④は，保安規定にて対応する。

【63 条 25】

ﾎ-94

94

設置変更許可申請書（本文）
交流電源設備からの給電による操作が可能な設計とする。このうち，第一弁（Ｓ／Ｃ側），第一弁（Ｄ／Ｗ側）
については，遠隔人力操作機構によって人力による操作が可能な設計とし，隔離弁の操作における駆動源の多様性を有する設計とする。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

ﾎ(4)(ⅵ)-⑤本系統はサプレッション・チェンバ及びドライウェルと接続し，いずれからも排気できる設計とする。サプレッション・チェンバ側からの排気ではサプレッション・チェンバの水面からの高さを確保し，ドライ
ウェル側からの排気では，ペデスタル（ドライウェル部）の床面からの高さを確保するとともに燃料有効長頂部よりも高い位置に接続箇所を設けることで長期的にも溶融炉心及び水没の悪影響を受けない設計とする。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
交流電源設備からの給電による操作が可能な設計とする。
このうち，第一弁（Ｓ／Ｃ側），第一弁（Ｄ／Ｗ側）については，遠隔人力操作機構によって人力による操作が可能な設計とし，隔離弁の操作における駆動源の多様性を有する設計とする。
本系統はサプレッション・チェンバ及びドライウェルと接続し，いずれからも排気できる設計とする。サプレッション・チェンバ側からの排気ではサプレッション・
チェンバの水面からの高さを確保し，ドライウェル側からの排気では，ペデスタル（ドライウェル部）の床面からの高さを確保するとともに燃料有効長頂部よりも高い
位置に接続箇所を設けることで長期的にも溶融炉心及び水没の悪影響を受けない設計とする。

耐圧強化ベント系を使用した場合に放出される放射性物質の放出量に対して，ﾎ(4)(ⅵ)-⑥あらかじめ敷地境界での線量評価を行うこととする。

耐圧強化ベント系を使用した場合に放出される放射性物質の放出量に対して，あらかじめ敷地境界での線量評価を行うこととする。
＜中略＞

ｂ．サポート系故障時に用いる設備(a) 緊急用海水系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱
残留熱除去系海水系の故障又は全交流動力電源の喪失により，最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合の重大事故等対処設備として，緊急用海水系は，
サプレッション・チェンバへの熱の蓄積により原子炉冷却機能が確保できる一定の期間内に，緊急用海水ポンプにて残留熱除去系熱交換器に海水を送水することで，残留熱除去系等の機器で発生した熱を最終的な熱の逃がし場である海へ輸送できる設計とする。

5.10.2 設計方針
(2) サポート系故障時に用いる設備
ａ．緊急用海水系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱
残留熱除去系海水系の故障又は全交流動力電源の喪失により，最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合の重大事故等対処設備として，緊急用海水系を使用する。
緊急用海水系は，緊急用海水ポンプ，緊急用海水系ス
トレーナ，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，サプ
レッション・チェンバへの熱の蓄積により原子炉冷却機能が確保できる一定の期間内に，緊急用海水ポンプにて残留熱除去系熱交換器に海水を送水することで，残留熱除去系等の機器で発生した熱を最終的な熱の逃がし場である海へ輸送できる設計とする。

緊急用海水ポンプは，常設代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

緊急用海水ポンプは，常設代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
＜中略＞

常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備及び代替所内電気設備については「ヌ(2)(ⅳ) 代替電源設
備」に記載する。

工事の計画 該当事項
交流電源設備からの給電により操作が可能な設計とする。
第一弁（Ｓ／Ｃ側），第一弁（Ｄ／Ｗ側）については，
遠隔人力操作機構によって人力による操作が可能な設計とし，隔離弁の操作における駆動源の多様性を有する設計とする。
ﾎ(4)(ⅵ)-⑤耐圧強化ベント系の系統設計流量は 48000
kg/h（1 Pd において）であり，サプレッション・チェン
バ及びドライウェルと接続し，いずれからも排気できる設計とする。サプレッション・チェンバ側からの排気ではサプレッション・チェンバの水面からの高さを確保
し，ドライウェル側からの排気では，ドライウェル床面からの高さを確保するとともに燃料有効長頂部よりも高い位置に接続箇所を設けることで長期的にも溶融炉心及び水没の悪影響を受けない設計とする。
耐圧強化ベント系を使用した場合に放出される放射性物質の放出量に対して，ﾎ(4)(ⅵ)-⑥設置（変更）許可において敷地境界での線量評価を行い，実効線量が 5 mSv 以
下であることを確認しており，耐圧強化ベント系はこの評価条件を満足する設計とする。
＜中略＞

整 合 性

備

考

【63 条 26】

工事の計画のﾎ(4)(ⅵ)- ⑤ は ， 設 置 変更 許可
申請書（本文）のﾎ(4)( ⅵ )-⑤ を具 体的に記載しており整合している。

工事の計画のﾎ(4)(ⅵ) 【63 条 27】- ⑥ は ， 設 置 変更 許可
申請書（本文）のﾎ(4)( ⅵ )-⑥ を具 体的に記載しており整合している。

7.2 緊急用海水系(1) 系統構成＜中略＞
残留熱除去系海水系の故障又は全交流動力電源の喪失により，最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合の重大事故等対処設備として，緊急用海水系は，
サプレッション・チェンバへの熱の蓄積により原子炉冷却機能が確保できる一定の期間内に，緊急用海水ポンプにて残留熱除去系熱交換器に海水を送水することで，残留熱除去系等の機器で発生した熱を最終的な熱の逃がし場である海へ輸送できる設計とする。
緊急用海水系は，緊急用海水ポンプにて非常用取水設備であるＳＡ用海水ピット取水塔，海水引込み管，ＳＡ用海水ピット，緊急用海水取水管及び緊急用海水ポンプ
ピットを通じて海水を取水し，緊急用海水ポンプ出口に設置される緊急用海水系ストレーナにより異物を除去し，残留熱除去系熱交換器又は代替燃料プール冷却系熱交換器に海水を送水することで，残留熱除去系熱交換器
又は代替燃料プール冷却系熱交換器で発生した熱を最終的な熱の逃がし場である海へ輸送できる設計とする。
緊急用海水ポンプは，常設代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
設置変更許可申請書（本文）「ヌ(2)(ⅳ)
代替電源設備」に示

ﾎ-95

95

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

考

す。

格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系は，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系，格納容器スプレイ冷
却系及びサプレッション・プール冷却系）及び残留熱除去系海水系と共通要因によって同時に機能を損なわない
よう，ポンプ及び熱交換器を使用せずに最終的な熱の逃がし場である大気へ熱を輸送できる設計とすることで，残留熱除去系及び残留熱除去系海水系に対して，多様性を有する設計とする。

5.10.2.1 多様性及び独立性，位置的分散＜中略＞
格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系は，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系，格納容器スプレイ冷
却系及びサプレッション・プール冷却系）及び残留熱除去系海水系と共通要因によって同時に機能を損なわない
よう，ポンプ及び熱交換器を使用せずに最終的な熱の逃がし場である大気へ熱を輸送できる設計とすることで，残留熱除去系及び残留熱除去系海水系に対して，多様性を有する設計とする。

4.2 格納容器圧力逃がし装置(2) 多様性，位置的分散等
格納容器圧力逃がし装置は，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系，格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）及び残留熱除去系海水系と共通要因
によって同時に機能を損なわないよう，ポンプ及び熱交換器を使用せずに最終的な熱の逃がし場である大気へ熱を輸送できる設計とすることで，残留熱除去系及び残留熱除去系海水系に対して，多様性を有する設計とする。
＜中略＞【63 条 36】

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

4.3 耐圧強化ベント系(2) 多様性，位置的分散等
耐圧強化ベント系は，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系，格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プ
ール冷却系）及び残留熱除去系海水系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，ポンプ及び熱交換器を使用せずに最終的な熱の逃がし場である大気へ熱を輸送できる設計とすることで，残留熱除去系及び残留熱除去
系海水系に対して，多様性を有する設計とする。
＜中略＞

また，格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系
は，排出経路に設置される隔離弁の電動弁を常設代替交
流電源設備若しくは可搬型代替交流電源設備からの給電による遠隔操作を可能とすること又は遠隔人力操作機構を用いた人力による遠隔操作若しくは操作ハンドルを用いた人力による操作を可能とすることで，非常用交流電源設備からの給電により駆動する残留熱除去系（原子炉停止時冷却系，格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）及び残留熱除去系海水系に対して，多様性を有する設計とする。

また，格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系
は，排出経路に設置される隔離弁の電動弁を常設代替交
流電源設備若しくは可搬型代替交流電源設備からの給電による遠隔操作を可能とすること又は遠隔人力操作機構
若しくは操作ハンドルを用いた人力による遠隔操作を可能とすることで，非常用交流電源設備からの給電により駆動する残留熱除去系（原子炉停止時冷却系，格納容器
スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）及び残留熱除去系海水系に対して，多様性を有する設計とする。

【63 条 36】

4.2 格納容器圧力逃がし装置(2) 多様性，位置的分散等＜中略＞
格納容器圧力逃がし装置は，排出経路に設置される隔離弁の電動弁を常設代替交流電源設備若しくは可搬型代
替交流電源設備からの給電による遠隔操作を可能とする
こと又は遠隔人力操作機構を用いた人力による遠隔操作
若しくは操作ハンドルを用いた人力による操作を可能とすることで，非常用交流電源設備からの給電により駆動
する残留熱除去系（原子炉停止時冷却系，格納容器スプ
レイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）及び残留熱除去系海水系に対して，多様性を有する設計とする。
＜中略＞【63 条 37】4.3 耐圧強化ベント系(2) 多様性，位置的分散等＜中略＞
耐圧強化ベント系は，排出経路に設置される隔離弁の電動弁を常設代替交流電源設備若しくは可搬型代替交流
電源設備からの給電による遠隔操作を可能とすること又は遠隔人力操作機構を用いた人力による遠隔操作若しく
は操作ハンドルを用いた人力による操作を可能とすることで，非常用交流電源設備からの給電により駆動する残【63 条 37】

ﾎ-96

96

設置変更許可申請書（本文）

格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置は原子炉建屋
外の格納容器圧力逃がし装置格納槽に，圧力開放板は原
子炉建屋近傍の屋外に設置し，耐圧強化ベント系は原子
炉建屋原子炉棟内の残留熱除去系ポンプ，熱交換器及び屋外の残留熱除去系海水系と異なる区画に設置すること
で，残留熱除去系及び残留熱除去系海水系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図った設計とする。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置は原子炉建屋
外の格納容器圧力逃がし装置格納槽に，圧力開放板は原
子炉建屋近傍の屋外に設置し，耐圧強化ベント系は，原子炉建屋原子炉棟内の残留熱除去系ポンプ，熱交換器及び屋外の残留熱除去系海水系と異なる区画に設置することで，残留熱除去系及び残留熱除去系海水系と共通要因
によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図った設計とする。

工事の計画 該当事項
留熱除去系（原子炉停止時冷却系，格納容器スプレイ冷
却系及びサプレッション・プール冷却系）及び残留熱除去系海水系に対して，多様性を有する設計とする。
＜中略＞

整 合 性

備

4.2 格納容器圧力逃がし装置(2) 多様性，位置的分散等＜中略＞
格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置は原子炉建屋
外の格納容器圧力逃がし装置格納槽に，圧力開放板は原
子炉建屋近傍の屋外に設置し，原子炉建屋原子炉棟内の残留熱除去系ポンプ，残留熱除去系熱交換器及び屋外の残留熱除去系海水系と異なる区画に設置することで，残留熱除去系及び残留熱除去系海水系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図った設計とする。

【63 条 38】

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

4.3 耐圧強化ベント系(2) 多様性，位置的分散等＜中略＞
耐圧強化ベント系は原子炉建屋原子炉棟内の残留熱除去系ポンプ，残留熱除去系熱交換器及び屋外の残留熱除去系海水系と異なる区画に設置することで，残留熱除去
系及び残留熱除去系海水系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図った設計とする。

格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系は，除熱手段の多様性及び機器の位置的分散によって，残留熱除去系及び残留熱除去系海水系に対して独立性を有する設計とする。

緊急用海水系は，残留熱除去系海水系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，常設代替交流電源設
備からの給電を可能とすることで，非常用交流電源設備
からの給電により駆動する残留熱除去系海水系に対して，多様性を有する設計とする。
また，緊急用海水系は，格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系に対して，除熱手段の多様性を有する設計とする。

格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系は，除熱手段の多様性及び機器の位置的分散によって，残留熱除去系及び残留熱除去系海水系に対して独立性を有する設計とする。

緊急用海水系は，残留熱除去系海水系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，常設代替交流電源設
備からの給電を可能とすることにより非常用交流電源設
備からの給電により駆動する残留熱除去系海水系に対して多様性を有する設計とする。また，緊急用海水系は，格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系に対して，除熱手段の多様性を有する設計とする。

考【63 条 38】

4.2 格納容器圧力逃がし装置(3) 独立性
格納容器圧力逃がし装置は，除熱手段の多様性及び機器の位置的分散によって，残留熱除去系及び残留熱除去
系海水系に対して独立性を有する設計とする。

【63 条 39】4.3 耐圧強化ベント系(3) 独立性
耐圧強化ベント系は，除熱手段の多様性及び機器の位
置的分散によって，残留熱除去系及び残留熱除去系海水系に対して独立性を有する設計とする。

【63 条 39】

7.2 緊急用海水系(2) 多様性，位置的分散等
緊急用海水系は，残留熱除去系海水系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，常設代替交流電源設
備からの給電を可能とすることで，非常用交流電源設備
からの給電により駆動する残留熱除去系海水系に対して，多様性を有する設計とする。また，緊急用海水系
は，格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系に対して，除熱手段の多様性を有する設計とする。

【63 条 40】

ﾎ-97

97

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

設置変更許可申請書（本文）
緊急用海水系は，原子炉建屋に隣接する緊急用海水ポ
ンプピット内に設置することにより，海水ポンプ室に設置する残留熱除去系海水系ポンプ，原子炉建屋外の格納
容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
緊急用海水系は，原子炉建屋に隣接する緊急用海水ポ
ンプピット内に設置することにより，海水ポンプ室に設置する残留熱除去系海水系ポンプ，原子炉建屋外の格納
容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，位置的分散を図る設計とする。

緊急用海水系は，電源の多様性及び機器の位置的分散により，残留熱除去系海水系に対し独立性を有する設計とする。
電源設備の多様性及び独立性並びに位置的分散については「ヌ(2)(ⅳ) 代替電源設備」に記載する。

緊急用海水系は，電源の多様性及び機器の位置的分散により，残留熱除去系海水系に対し独立性を有する設計とする。
電源設備の多様性，独立性及び位置的分散については，「10.2 代替電源設備」にて記載する。

［常設重大事故等対処設備］
格納容器圧力逃がし装置
フィルタ装置ﾎ(4)(ⅵ)-⑦（「リ(3)(ⅱ)ｂ．原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備」他と兼用）

第 5.10−1 表 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の主要機器仕様(1) 格納容器圧力逃がし装置
ａ．フィルタ装置
第 9.7−1 表 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備の主要機器仕様に記載する。

第 5.10−1 表 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の主要機器仕様
第二弁操作室遮蔽
ﾎ(4)(ⅵ)-⑧（「チ(1)(ⅳ)ｂ．格納容器圧力逃がし装
置第二弁操作室遮蔽」他と兼用）(1) 格納容器圧力逃がし装置
ｂ．第二弁操作室遮蔽
第 8.3−4 表 遮蔽設備（重大事故等時）の設備仕様に記載する。

工事の計画 該当事項
緊急用海水系は，原子炉建屋に隣接する緊急用海水ポ
ンプピット内に設置することにより，海水ポンプ室に設置する残留熱除去系海水系ポンプ，原子炉建屋外の格納
容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設
計とする。

整 合 性

備
考
【63 条 41】(3) 独立性
緊急用海水系は，電源の多様性及び機器の位置的分散により，残留熱除去系海水系に対し独立性を有する設計とする。

【63 条 42】

設置変更許可申請書（本文）「ヌ(2)(ⅳ)
代替電源設備」に示す。
【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）】（基本設計方針）
4.2 格納容器圧力逃がし装置(1) 系統構成＜中略＞
残留熱除去系の故障等により最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合に，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するための重大事故等対処
設備として，格納容器圧力逃がし装置は，フィルタ装置（フィルタ容器，スクラビング水，金属フィルタ，よう素除去部），圧力開放板，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，原子炉格納容器内雰囲気ガスを不活性ガス系等を経由して，フィルタ装置へ導き，放射性物質を低減させた後に原子炉建屋原子炉棟屋上に設ける放出口から放出（系統設計流量 13.4 kg/s（1 Pd において））すること
で，排気中に含まれる放射性物質の環境への放出量を抑制しつつ，原子炉格納容器内に蓄積した熱を最終的な熱の逃がし場である大気へ輸送できる設計とする。
＜中略＞【放射線管理施設】（基本設計方針）
2.3 生体遮蔽装置等＜中略＞
格納容器圧力逃がし装置使用時の排出経路に設置される隔離弁に設ける遠隔人力操作機構の操作場所は，原子
炉建屋原子炉棟外とし，第二弁及び第二弁バイパス弁の操作を行う第二弁操作室は，必要な要員を収容可能な遮蔽体（第二弁操作室遮蔽）に囲まれた空間とし，第二弁操作室空気ボンベにて正圧化することにより外気の流入を一定時間遮断することで，放射線防護を考慮した設計とする。第二弁操作室遮蔽は，炉心の著しい損傷時においても，格納容器圧力逃がし装置の隔離弁操作ができる「フィルタ装置」は，
設 置 変 更 許 可 申 請 書 【63 条 4】（本文）におけるﾎ(4)( ⅵ )-⑦ を工 事の計画
における「原子炉冷却系統施設」のうち「基本設計方針」に整理しており整合している。

「第二弁操作室遮蔽」 【63 条 14】
は，設置変更許可申請 【65 条 23】
書（ 本 文 ）に おけ る ﾎ 【67 条 20】(4)(ⅵ)-⑧を工事の計
画における「放射線管理施設」のうち「基本設計方針」に整理しており整合している。

ﾎ-98

98

設置変更許可申請書（本文）

第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）
ﾎ(4)(ⅵ)-⑨（「チ(1)(ⅴ)ｃ．第二弁操作室空気ボン
ベユニット（空気ボンベ）」他と兼用）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

第 5.10−1 表 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の主要機器仕様

工事の計画 該当事項
よう，普通コンクリート 395 mm 以上の遮蔽厚さを有し，第二弁操作室に隣接する格納容器圧力逃がし装置入口配管が設置される方向の壁及び床の遮蔽厚さは，普通コン
クリート 1195 mm 以上とする設計とする。また，第二弁操作室が微正圧であることを確認するため，第二弁操作
室差圧計（個数 1，計測範囲 0〜60 Pa）を設ける設計と
する。
＜中略＞

整 合 性

備

考

【放射線管理施設】（要目表）
工事の計画の「第二弁操作室空気ボンベ」
は，設置変更許可申請書（本文）の「第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）」と同一設備であり整合している。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3(1) 格納容器圧力逃がし装置
ｃ．第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）
第 8.2−3 表 換気空調設備（重大事故等時）（可搬型）設備仕様に記載する。

「第二弁操作室空気ボンベ」は，設置変更許可申請書（本文）における ﾎ(4)(ⅵ)-⑨ を工事の計画における「放射線管理施設」のうち「換気設備」に整理しており整合している。

第二弁操作室差圧計
ﾎ(4)(ⅵ)-⑩（「チ(1)(ⅴ)ｃ．第二弁操作室空気ボン
ベユニット（空気ボンベ）」他と兼用）

第 5.10−1 表 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の主要機器仕様(1) 格納容器圧力逃がし装置
ｄ．第二弁操作室差圧計
第 8.2−2 表 換気空調設備（重大事故等時）の設備仕様に記載する。

【放射線管理施設】（基本設計方針）
2.3 生体遮蔽装置等＜中略＞
格納容器圧力逃がし装置使用時の排出経路に設置される隔離弁に設ける遠隔人力操作機構の操作場所は，原子
炉建屋原子炉棟外とし，第二弁及び第二弁バイパス弁の操作を行う第二弁操作室は，必要な要員を収容可能な遮蔽体（第二弁操作室遮蔽）に囲まれた空間とし，第二弁操作室空気ボンベにて正圧化することにより外気の流入を一定時間遮断することで，放射線防護を考慮した設計とする。第二弁操作室遮蔽は，炉心の著しい損傷時においても，格納容器圧力逃がし装置の隔離弁操作ができる「 第 二 弁 操 作 室 差 圧 【63 条 14】
計」は，設置変更許可 【65 条 23】
申請書（本文）におけ 【67 条 20】
る ﾎ(4)(ⅵ)-⑩ を工事の計画における「放射線管理施設」のうち「基本設計方針」に整理しており整合してい
る。

ﾎ-99

99

設置変更許可申請書（本文）NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

耐圧強化ベント系
系 統 数
系統設計流量1
約 48,000kg／h

整合性
設置変更許可申請（本文）の「系統数 1」について
は，添付図面第 4-3-3-3「原子炉冷却系統施設のうち残留熱除去設備（耐圧強化ベント系）の系統図（2／6）（重大事故等対処設備）」に記載しており整合している。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項
よう，普通コンクリート 395 mm 以上の遮蔽厚さを有し，第二弁操作室に隣接する格納容器圧力逃がし装置入口配管が設置される方向の壁及び床の遮蔽厚さは，普通コン
クリート 1195 mm 以上とする設計とする。また，第二弁操作室が微正圧であることを確認するため，第二弁操作
室差圧計（個数 1，計測範囲 0〜60 Pa）を設ける設計と
する。
＜中略＞

第 5.10−1 表 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の主要機器仕様(2) 耐圧強化ベント系
系統数
1
系統設計流量約 48,000kg／h【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）】（基本設計方針）
4.3 耐圧強化ベント系(1) 系統構成＜中略＞
耐圧強化ベント系の系統設計流量は 48000 kg/h（1 Pd
において）であり，サプレッション・チェンバ及びドラ
イウェルと接続し，いずれからも排気できる設計とする。サプレッション・チェンバ側からの排気ではサプレッション・チェンバの水面からの高さを確保し，ドライ
ウェル側からの排気では，ドライウェル床面からの高さを確保するとともに燃料有効長頂部よりも高い位置に接続箇所を設けることで長期的にも溶融炉心及び水没の悪影響を受けない設計とする。
＜中略＞

整 合 性

備

考

【63 条 26】

ﾎ-100

100

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

設置変更許可申請書（本文）
緊急用海水系
緊急用海水ポンプ
ﾎ(4)(ⅵ)-⑪（「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(c) 原子炉冷却材圧
力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」，「リ(3)(ⅱ)ａ．原子炉格納容器内の冷却等のための設備」，「リ(3)(ⅱ)ｂ．原子炉格納容器の過圧破損を 防止するための設備」及び「ニ(3)(ⅱ) 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備」と兼用）
台 数
1（予備 1）
容 量
約 844m３／h
全揚程
約 130m

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
第 5.10−1 表 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の主要機器仕様

緊急用海水系ストレーナ
ﾎ(4)(ⅵ)-⑫（「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(c) 原子炉冷却材圧
力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」，「リ(3)(ⅱ)ａ．原子炉格納容器内の冷却等のための設備」，「リ(3)(ⅱ)ｂ．原子炉格納容器の過圧破損を 防止するための設備」及び「ニ(3)(ⅱ) 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備」と兼用）
基 数1

第 5.10−1 表 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の主要機器仕様(3) 緊急用海水系
ｂ．緊急用海水系ストレーナ
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
基
数
1

工事の計画 該当事項
【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）
】
（要目表）

整 合 性
「緊急用海水ポンプ」
は，設置変更許可申請書（ 本 文 ）に おけ る ﾎ(4)(ⅵ)-⑪を工事の計画の「原子炉冷却系統施設」のうち「原子炉補機冷却設備」に整理しており整合している。

【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）
】
（要目表）

「緊急用海水ストレー
ナ」は，設置変更許可
申請書（本文）における ﾎ(4)(ⅵ)-⑫ を工事の計画の「原子炉冷却系統施設」のうち「原子炉補機冷却設備」に整理しており整合している。

(3) 緊急用海水系
ａ．緊急用海水ポンプ兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
台
数
1（予備 1）
容量
約 844m３／h
全 揚 程
約 130m

ﾎ-101

備

考

101

設置変更許可申請書（本文）
残留熱除去系熱交換器
ﾎ(4)(ⅵ)-⑬（「ホ(4)(ⅰ) 残留熱除去系」他と兼用）設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
第 5.10−1 表 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の主要機器仕様

整 合 性
工事の計画のﾎ(4)(ⅵ)- ⑬ は ， 設 置 変更 許可
申請書（本文）のﾎ(4)( ⅵ )-⑬ と同 義であり整合している。

備考NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3(4) 残留熱除去系熱交換器「5.4 残留熱除去系」に記載する。

工事の計画 該当事項
【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）
】
（要目表）

ﾎ-102

102

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

考

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R3

設置変更許可申請書（本文）

ﾎ(4)(ⅵ)-⑬

ﾎ-103

103