東海第二発電所 審査資料
資料番号
SA 設-C-2 改 37
提出年月日
平成 29 年 9 月 19 日

東海第二発電所

重大事故等対処設備について（補足説明資料）

平成 29 年 9 月
日本原子力発電株式会社
本資料のうち，は商業機密又は核物質防護上の観点から公開できません。

下線部：今回提出資料
目

次

39 条
39-1 重大事故等対処設備の分類
39-2 設計用地震力39-3 重大事故等対処施設の基本構造等に基づく既往の耐震評価手法の適用性と評価方針について
39-4 重大事故等対処施設の耐震設計における重大事故と地震の組合せについて添付資料−１ 重大事故等対処施設の網羅的な整理について

41 条
41-1 重大事故等対処施設における火災防護に係る基準規則等への適合性について41-2 火災による損傷の防止を行う重大事故等対処施設の分類について
41-3 火災による損傷の防止と行う重大事故等対処施設に係る火災区域・火災区画の設定について
41-4 重大事故等対処施設が設置される火災区域・火災区画の火災感知設備について41-5 重大事故等対処施設が設置される火災区域・火災区画の消火設備について
41-6 重大事故等対処施設が設置される火災区域・火災区画の火災防護対策に
ついて

目-1

共通
共-1 重大事故等対処設備の設備分類及び選定について
共-2 類型化区分及び適合内容
共-3 重大事故等対処設備の環境条件について
共-4 可搬型重大事故等対処設備の必要数，予備数及び保有数について
共-5 可搬型重大事故等対処設備の接続口の兼用状況について
共-6 重大事故等対処設備の外部事象に対する防護方針について
共-7 重大事故等対処設備の内部火災に対する防護方針について
共-8 重大事故等対処設備の内部溢水に対する防護方針について

44 条
44-1 SA 設備基準適合性 一覧表
44-2 単線結線図
44-3 配置図
44-4 系統図
44-5 試験及び検査
44-6 容量設定根拠
44-7 その他設備
44-8 ＡＴＷＳ緩和設備について
44-9 ＡＴＷＳ緩和設備に関する健全性について

45 条
45-1 SA 設備基準適合性 一覧表
45-2 単線結線図
45-3 配置図目-2

45-4 系統図
45-5 試験及び検査
45-6 容量設定根拠45-7 その他の原子炉冷却時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について
45-8 原子炉隔離時冷却系蒸気加減弁（HO 弁）に関する説明書

46 条
46-1 SA 設備基準適合性 一覧表
46-2 単線結線図
46-3 配置図
46-4 系統図
46-5 試験及び検査
46-6 容量設定根拠46-7 接続図
46-8 保管場所図46-9 アクセスルート図
46-10 その他設備
46-11 過渡時自動減圧機能について
46-12 過渡時自動減圧機能に関する健全性について

47 条
47-1 SA 設備基準適合性 一覧表
47-2 単線結線図
47-3 配置図目-3

47-4 系統図
47-5 試験及び検査
47-6 容量設定根拠
47-7 接続図
47-8 保管場所図47-9 アクセスルート図
47-10 その他設備
47-11 その他

48 条
48-1 SA 設備基準適合性 一覧表
48-2 単線結線図
48-3 計測制御系統図
48-4 配置図
48-5 系統図
48-6 試験及び検査
48-7 容量設定根拠
48-8 その他の最終ヒートシンクへ熱を輸送する設備について

49 条
49-1

SA 設備基準適合性 一覧表

49-2

単線結線図

49-3

配置図

49-4

系統図

49-5

試験及び検査目-4

49-6

容量設定根拠

49-7

接続図

49-8

保管場所図

49-9

アクセスルート図49-10 その他設備
49-11 その他

50 条
50-1 SA 設備基準適合性 一覧表
50-2 単線結線図
50-3 計装設備系統図
50-4 配置図50-5 系統図
50-6 試験及び検査
50-7 容量設定根拠50-8 接続図
50-9 保管場所図50-10 アクセスルート図
50-11 その他設備

51 条
51-1

SA 設備基準適合性 一覧表

51-2

単線結線図

51-3

配置図

51-4

系統図
目-5

51-5

試験及び検査51-6

容量設定根拠

51-7

接続図

51-8

保管場所図

51-9

アクセスルート図

51-10 ペデスタル（ドライウェル部）底部の構造変更について
51-11 原子炉圧力容器の破損判断について
51-12 ペデスタル（ドライウェル部）内の水位管理方法について
51-13 その他設備

52 条
52-1 SA 設備基準適合性 一覧表
52-2 単線結線図
52-3 配置図
52-4 系統図
52-5 試験及び検査
52-6 容量設定根拠52-7 接続図
52-8 計装設備の測定原理
52-9 水素及び酸素発生時の対応について

53 条
53-1 SA 設備基準適合性 一覧表
53-2 単線結線図
53-3 配置図目-6

53-4 系統図
53-5 試験及び検査
53-6 容量設定根拠53-7 その他設備

54 条
54-1

SA 設備基準適合性 一覧表

54-2

単線結線図

54-3

配置図

54-4

系統図

54-5

試験及び検査54-6

容量設定根拠

54-7

接続図

54-8

保管場所図

54-9

アクセスルート図54-10 その他の燃料プール代替注水設備について
54-11 使用済燃料プール監視設備
54-12 使用済燃料プールサイフォンブレーカの健全性について
54-13 使用済燃料プール水沸騰・喪失時の未臨界性評価
54-14 その他

55 条
55-1 SA 設備基準適合性 一覧表
55-2 配置図55-3 系統図
目-7

55-4 試験及び検査
55-5 容量設定根拠55-6 接続図55-7 保管場所図55-8 アクセスルート図
55-9 その他設備

56 条
56-1 SA 設備基準適合性 一覧表56-2 配置図56-3 系統図
56-4 試験及び検査
56-5 容量設定根拠56-6 接続図56-7 保管場所図56-8 アクセスルート図
56-9 その他設備

57 条
57-1 SA設備基準適合性一覧表
57-2 配置図
57-3 系統図
57-4 試験及び検査
57-5 容量設定根拠57-6 アクセスルート図
目-8

57-7 設計基準事故対処設備と重大事故等対処設備のバウンダリ系統図
57-8 可搬型代替低圧電源車接続に関する説明書
57-9 代替電源設備について
57-10 全交流動力電源喪失対策設備について
58 条
58-1

SA 設備基準適合性 一覧表

58-2

単線結線図

58-3

配置図

58-4

系統図

58-5

試験及び検査58-6

容量設定根拠58-7

主要パラメータの代替パラメータによる推定方法について

58-8

可搬型計測器について

58-9

主要パラメータの耐環境性について

58-10 パラメータの抽出について

59 条
59-1 SA 設備基準適合性一覧
59-2 単線結線図
59-3 配置図
59-4 系統図
59-5 試験及び検査性59-6 容量設定根拠59-7 保管場所図59-8 アクセスルート図目-9

59-9 原子炉制御室について（被ばく評価除く）
59-10 原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価について

60 条
60-1 SA 設備基準適合性一覧表
60-2 単線結線図
60-3 配置図60-4 試験及び検査
60-5 容量設定根拠60-6 保管場所図60-7 アクセスルート図60-8 監視測定設備について

61 条
61-1 SA 設備基準適合性 一覧表
61-2 単線結線図
61-3 配置図
61-4 系統図
61-5 試験及び検査性61-6 容量設定根拠
61-7 保管場所図61-8 アクセスルート図
61-9 緊急時対策所について（被ばく評価除く）
61-10 緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価について

目-10

62 条
62-1 SA 設備基準適合性 一覧表62-2 単線結線図
62-3 配置図
62-4 系統図
62-5 試験及び検査
62-6 容量設定根拠
62-7 アクセスルート図
62-8 設備操作及び切替に関する説明書

目-11

39-4

重大事故等対処施設の耐震設計における重大事故と地震の組合せにつ
いて

1

2

目

次

1. はじめに

39-4-1

2. 基準の規定内容

39-4-3

2.1 設置許可基準規則第 39 条（ＳＡ施設）の規定内容
2.2 設置許可基準規則第４条（ＤＢ施設）の規定内容
2.3 JEAG4601 の規定内容
3. ＳＡ施設の荷重の組合せと許容応力状態の設定に関する基本方針

39-4-94. 荷重の組合せの検討手順

39-4-145. 荷重の組合せの検討結果

39-4-18

5.1 地震の従属事象・独立事象
5.2 荷重の組合せの検討結果
5.2.1 全般施設
5.2.2 原子炉格納容器バウンダリを構成する設備
5.2.3 原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する設備
5.2.4 ＳＡ施設の支持構造物
6. 許容応力状態の検討結果

39-4-43

6.1 全般施設
6.2 原子炉格納容器バウンダリを構成する設備
6.3 原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する設備
6.4 ＳＡ施設の支持構造物
7. まとめ39-4-47（補足１）ＳＡ施設に対する許容応力状態の考え方（補足２）事象発生確率の考え方（補足３）「地震の従属事象」と「地震の独立事象」について（補足４）ＤＢＡによる履歴を考慮しなくてもよい理由
添付資料
1. 重大事故シーケンスにおける主要な重大事故等対処施設
2. 地震動の超過確率
3. 事故時荷重の組合せの選定における検討の流れ
4. 建物・構築物のＳＡ 施設としての設計の考え方
5. 対象設備，事故シーケンス，荷重条件の網羅性について
6. 継続時間の検討における対象荷重の網羅性について

3

7. 荷重の組合せ表
8. 重大事故時の荷重条件の妥当性について
9. 東海第二発電所における運転状態Ｖ(LL)の適切性について
10.荷重条件として組み合わせるシナリオの選定及びその荷重条件の保守性
について
参考資料
〔参考１〕設置許可基準規則第 39 条及び解釈（抜粋）〔参考２〕設置許可基準規則第４ 条及び解釈 7〔参考３〕設置許可基準規則第４ 条解釈の別記２（抜粋）〔参考４〕耐震設計に係る工認審査ガイド（抜粋）〔参考５〕JEAG4601（抜粋）〔参考６〕原子炉格納容器 評価温度・圧力負荷後の耐震性〔参考７〕ＤＢ 施設を兼ねる主なＳＡ 施設等のＤＢＡ とＳＡ の荷重条件の比較〔参考８〕「重大事故に至るおそれがある事故」に関する補足説明

4

1. はじめに重大事故等※１（以下「ＳＡ」という。）の状態で必要となる常設の重大事故等対処施設※２（以下「ＳＡ施設」という。）については，待機状態において地震により必要な機能が損なわれず，さらにＳＡが長期にわたり継続することを念頭に，ＳＡにおける運転状態と地震との組合せに対して必要な機能が損なわれない設計とする必要がある。以下にＳＡ施設の耐震設計に対する考え方を示す。
※1：「重大事故に至るおそれがある事故（運転時の異常な過渡変化及び設計基準
事故を除く）又は重大事故」を総称して重大事故等という。
※2：常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備については，代替する設備の耐震クラスに適用される地震力を適用する。

【ＳＡ施設の耐震設計の位置づけ】
設計基準事故対処施設（以下「ＤＢ施設」という。）が十分に機能せず設計基準事故（以下「ＤＢＡ」という。）を超える事象が発生した場合に備え，Ｓ
Ａ施設は，ＳＡ時においても，必要な機能が損なわれるおそれがないように耐震設計を行うとともに，常設の施設，可搬型の設備又はその組み合わせによる設備対策だけでなく，マネジメントによる対策などの多様性を活かしてＳＡに対処する。
具体的には，①ＳＡ施設は，ＳＡ時を含む各運転状態と地震の組合せに対して必要な機能が損なわれるおそれがないよう設計を行う。
②可搬設備等を活用することにより，事故の緩和・収束手段に多様性を持たせ，頑健性を高める。
とする。

39-4-15

以上の内容を踏まえ，①に記載の施設の具体的な設計条件を決めるに当たり，ＳＡ施設については，「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則（平成 25 年 6 月 28 日原子力規制委員会規則第 5 号）」（以下「設置許可基準規則」という。）及び「原子力発電所耐震設計技術指針
重要度分類・許容応力編 JEAG4601・補-1984」，「原子力発電所耐震設計技術指針 JEAG4601-1987」，「原子力発電所耐震設計技術指針 JEAG4601-1991 追補版」
（一社）日本電気協会（以下，総称して「JEAG4601」という。）等の規格・基準に基づき，検討を実施した。

39-4-26

2. 基準の規定内容
ＳＡ施設，ＤＢ施設の耐震性の要求は，それぞれ設置許可基準規則第 39 条，
第 4 条に規定されている。ここで，ＳＡ施設及びＤＢ施設について，耐震設計に関する基準の規定内容を以下のとおり整理した。

2.1

設置許可基準規則第 39 条（ＳＡ施設）の規定内容(1)

ＳＡ施設の耐震性については，設置許可基準規則の第 39 条に規定されている。〔参考 1〕

(2)

ＳＡ施設のうち，常設耐震重要重大事故防止設備が設置されるＳＡ施設については，設置許可基準規則の第 39 条第 1 項第 1 号において，「基準地震動
による地震力に対して重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがないものであること。」が求められている。
〔参考 1〕(3)

ＳＡ施設のうち，常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備が設置されるＳＡ施設については，設置許可基準規則の第 39 条第 1 項第
2 号において，「第四条第二項の規定により算定する地震力に十分に耐えることができるものであること。」が求められている。〔参考 1〕これは，Ｄ
Ｂ施設の耐震Ｂ，Ｃクラスと同等の設計とすることが要求されているものであるが，耐震Ｂ，Ｃクラスは事故時荷重との組合せを実施しないため，本資料では省略する。なお，常設重大事故防止設備（設計基準拡張）については，
設計基準事故対処設備として設定されている耐震重要度分類のクラスに従って地震力を分類する。

(4)

ＳＡ施設のうち，常設重大事故緩和設備が設置されるＳＡ施設については，
設置許可基準規則第 39 条第 1 項第 3 号において，「基準地震動による地震力
に対して重大事故に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがないも
39-4-37

のであること。」が求められている。〔参考 1〕(5)

設置許可基準規則の第 39 条の解釈において，「第 39 条の適用に当たっては，本規程別記２に準ずるものとする。」とされている。〔参考 1〕

2.2

設置許可基準規則第４条（ＤＢ施設）の規定内容(1)

ＤＢ施設の耐震性については，設置許可基準規則の第４条に規定されている。〔参考 2〕(2)耐震Ｓクラス施設については，設置許可基準規則の第４条第 3 項において，「耐震重要施設は，その供用中に当該耐震重要施設に大きな影響を及ぼすおそれがある地震による加速度によって作用する地震力（以下「基準地震動による地震力」という。）に対して安全機能が損なわれるおそれがないものでなければならない。」とされている。〔参考 2〕(3)

設置許可基準規則の第４条の解釈において，「別記２のとおりとする。」とされている。〔参考 2〕(4)基準地震動による地震力に対して安全機能が損なわれるおそれがないことを満たす要件は，設置許可基準規則解釈第４条の解釈の別記２（以下「別記２」という。）において，「建物・構築物については，常時作用している荷重及び運転時に作用する荷重と基準地震動による地震力との組合せに対して，
当該建物・構築物が構造物全体としての変形能力（終局耐力時の変形）について十分な余裕を有し，建物・構築物の終局耐力に対し妥当な安全余裕を有していること。」が求められている。〔参考 3〕(5)

ＳＳに対して安全機能が損なわれるおそれがないことを満たす要件は，別記２において，「機器・配管系については，通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び事故時に生じるそれぞれの荷重と基準地震動による地震力を組み合わせた荷重条件に対して，その施設に要求される機能を保持すること。なお，上記により求められる荷重により塑性ひずみが生じる場合であっても，
39-4-48その量が小さなレベルに留まって破断延性限界に十分な余裕を有し，その施設に要求される機能に影響を及ぼさないこと。」が求められている。〔参考3〕(6)

別記２において，「「運転時の異常な過渡変化及び事故時に生じるそれぞれの荷重」については，地震によって引き起こされるおそれのある事象によって作用する荷重及び地震によって引き起こされるおそれのない事象であっても，いったん事故が発生した場合，長時間継続する事象による荷重は，その事故事象の発生確率，継続時間及び地震動の超過確率の関係を踏まえ，適切な地震力と組み合わせて考慮すること。」が求められている。〔参考 3〕
2.3

JEAG4601 の規定内容「耐震設計に係る工認審査ガイド（平成 25 年 6 月 19 日原子力規制委員会決定）」の「4.2 荷重及び荷重の組合せ」において，「規制基準の要求事項に留意して，JEAG4601 の規定を参考に」組み合わせることとされていることから，
JEAG4601 における規定内容を以下のとおり整理した。
(1) 荷重の組合せ
JEAG4601・補-1984 重要度分類・許容応力編における，荷重の組合せに関する記載としては，以下のとおり。
・「その発生確率が 10−７回/炉・年を下回ると判断される事象は，運転状
態Ⅰ〜Ⅳに含めない。」とされている。
・地震の従属事象については，「地震時の状態と，それによって引き起こされるおそれのあるプラントの状態とは，組合せなければならない。」とされている。
・地震の独立事象については，「地震と，地震の独立事象の組合せは，これを確率的に考慮することが妥当であろう。地震の発生確率が低く，継続時間が短いことを考えれば，これと組み合わせるべき状態は，その原39-4-59

因となる事象の発生頻度及びその状態の継続時間との関連で決まることになる。」とされている。

以上の規定内容に基づき，JEAG4601 において組み合わせるべき荷重を整理したものを第 2.3-1 表に示す。第 2.3 1 表では，事象の発生確率，継続時間，地震動の発生確率を踏まえ，その確率が 10−７／炉年以下となるものは組合せが不要となっている。

39-4-610

第 2.3-1 表

運転状態と地震動との組合せの確率的評価

JEAG4601・補-1984 抜粋
39-4-711

(2)運転状態と許容応力状態
JEAG4601・補-1984 重要度分類・許容応力編における，運転状態と許容応

力状態に関する記載は以下のとおりであり，プラントの運転状態Ⅰ〜Ⅳに対応する許容応力状態ⅠA からⅣA 及び，地震により生ずる応力に対する特別な応力の制限を加えた許容応力状態ⅢAS，ⅣAS を定義している。
【運転状態】
運転状態Ⅰ：告示の運転状態Ⅰの状態
運転状態Ⅱ：告示の運転状態Ⅱの状態
運転状態Ⅲ：告示の運転状態Ⅲの状態
運転状態(長期)Ⅳ(L)：告示の運転状態Ⅳの状態のうち，長期間のものが作用している状態
運転状態(短期)Ⅳ(S)：告示の運転状態Ⅳの状態のうち，短期間のもの（例：JET，JET 反力，冷水注入による過渡現象等）が作用している状態【許容応力状態】
許容応力状態ⅠA：告示の運転状態Ⅰ相当の応力評価を行う許容応力状態
許容応力状態ⅠA*：ＥＣＣＳ等のように運転状態Ⅳ(L)が設計条件となっているものに対する許容応力状態で許容応力状態ⅠA に準ずる。
許容応力状態ⅡA：告示の運転状態Ⅱ相当の応力評価を行う許容応力状態
許容応力状態ⅢA：告示の運転状態Ⅲ相当の応力評価を行う許容応力状態
許容応力状態ⅣA：告示の運転状態Ⅳ相当の応力評価を行う許容応力状態
許容応力状態ⅢAS：許容応力状態ⅢA を基本として，それに地震により生ずる応力に対する特別な応力の制限を加えた許容応力状態
許容応力状態ⅣAS：許容応力状態ⅣA を基本として，それに地震により生ずる応力に対する特別な応力の制限を加えた許容応力状態
39-4-812

3.

ＳＡ施設の荷重の組合せと許容応力状態の設定に関する基本方針(1) 対象施設
設置許可基準規則第 39 条において，基準地震動による地震力に対しての機能維持が求められている「常設耐震重要重大事故防止設備」及び「常設重大事故緩和設備」を対象とする。主な施設を重大事故シーケンスに基づき整理したリストを添付資料 1 に示す。また，当該リストに整理した主要施設を原
子炉格納容器内外で整理したものを第 3-1 表に示す。
(2) ＳＡ施設の運転状態
ＳＡ施設は，ＤＢを超え，ＳＡが発生した場合に必要な措置を講じるための施設であることから，運転状態として従来のⅠ〜Ⅳに加え，ＳＡの発生している状態として運転状態Ⅴを新たに定義する。
さらに運転状態Ⅴについては，重大事故等の状態が設計基準事故を超える
更に厳しい状態であることを踏まえ，事象発生直後の短期的に荷重が作用している状態を運転状態Ⅴ(S)とし，一連の過渡状態を除き，ある程度落ち着いた状態を長期的に荷重が作用している状態として運転状態Ⅴ(L)，Ⅴ(L)より更に長期的に荷重が作用している状態を運転状態Ⅴ(LL)とする。
【運転状態の説明】
Ⅰ〜Ⅳ：JEAG4601 で設定している運転状態

Ⅴ(S)：ＳＡの状態のうち事象発生直後の短期的に荷重が作用し
ている状態

Ⅴ(L)

：ＳＡの状態のうち長期的（過渡状態を除く一連の期間）に荷重が作用している状態

Ⅴ(LL)：ＳＡの状態のうちⅤ(L)より更に長期的に荷重が作用している状態(3) 組合せの基本方針
39-4-913

設置許可基準規則の解釈別記２及び JEAG4601 に基づき耐震評価を行うＤＢ
施設の考え方を踏まえた，ＳＡ施設における荷重組合せの基本方針は以下のとおり。
ａ．ＤＢ施設の組合せの考え方
・ＳＳ，Ｓｄによる地震力と運転状態の組合せを考慮する。
・運転状態Ⅰ〜Ⅳを想定する。
・地震の従属事象については，地震による地震力との組合せを実施する。
・地震の独立事象については，事象の発生確率，継続時間，ＳＳ若しくはＳｄの超過確率を踏まえ，発生確率が 10−７／炉年超の事象は組み合わせる。

・格納容器は，ＬＯＣＡ後の最終障壁となることから，構造体全体としての安全裕度を確認する意味でＬＯＣＡ後の最大内圧とＳｄ による地震力との組合せを考慮する。
ｂ．ＳＡ施設の組合せ方針
・ＳＳ，Ｓｄによる地震力と運転状態の組合せを考慮する。
・運転状態Ⅰ〜Ⅳを想定するとともに，それを超えるＳＡの状態と，運転状態Ⅴを想定する。
・地震の従属事象については，地震による地震力との組合せを実施する。
・地震の独立事象については，事象の発生確率，継続時間及びＳＳ若しく
はＳｄ の超過確率の積等も考慮し，工学的，総合的に組み合わせるか否かを判断する。
組み合わせるか否かの判断は，国内外の基準等でスクリーニング基準として参照されている値，炉心損傷頻度及び格納容器機能喪失頻度の性能目標値に保守性をもたせた値を目安とし，事象の発生確率，継続時間及びＳＳ若しく
はＳｄの超過確率の積との比較等により判断する。
・ＳＡが地震によって引き起こされるおそれがある事象であるかについて
39-4-10

14

は，ＤＢ施設の耐震設計の考え方に基づくとともに，確率論的な考察も考慮した上で判断する。
・格納容器について，ＤＢ施設ではＬＯＣＡ後の最終障壁として，ＳＡに至らないよう強度的な余裕をさらに高めるべく，ＬＯＣＡ後の最大内圧とＳｄ による地震力との組合せを考慮することとしているが，ＳＡ施設においては，強度的に更なる余裕を確保するのではなく，以下の設計配慮を行うことにより，余裕を付加し信頼性を高めることとする。
ＳＡ施設としての原子炉格納容器については，ＤＢ施設のＳＳに対する機能維持の考え方に準じた最高水準の耐震設計を行う。さらに，最終障壁としての構造体全体の安全裕度の確認として，重大事故時の格納容器の最高温度，最高内圧を大きく超える 200℃，2Pd（最高使用圧力の 2 倍の圧力）の条件で，格納容器の放射性物質閉じ込め機能が損なわれることがないことの確認を行う。
(4) 許容限界の基本方針
ＳＡ施設の耐震設計として，設置許可基準規則では，「基準地震動による地震力に対して，重大事故に（至るおそれがある事故に）対処するために必要な機能が損なわれるおそれがないものであること」とされており，許容限界の設定に際しては，ＤＢ施設の機能維持設計の解釈である第４条第 3 項に係る別記２の規定に準ずる。具体的な許容限界の設定は，JEAG4601 のＤＢ施設に対する規定内容を踏まえ，ＳＡ施設における荷重の組合せと許容限界の設定方針を，以下のとおり定めた（補足 1）。

ａ．ＤＢ施設における方針
・弾性設計の許容限界として，運転状態Ⅲに対する許容応力状態に地震力に対する制限を加えた許容応力状態ⅢAS を用いる。
39-4-1115

・機能維持設計の許容限界として，運転状態Ⅳに対する許容応力状態に地震力に対する制限を加えた許容応力状態ⅣAS を用いる。
ｂ．ＳＡ施設における方針
・ＳＡ施設の耐震設計は，ＤＢ施設に準拠することとしていることから，運転状態ⅠからⅣと地震による地震力の組合せに対しては，ＤＢ施設と同様の許容応力状態を適用する。
・設計条件を超える運転状態Ⅴの許容応力状態としてⅤA を定義し，さらに地震との組合せにおいては，許容応力状態ⅤAS を定義する。
別記２によれば，機能維持設計の要求として，「荷重により塑性ひずみが生じる場合であっても，その量が小さなレベルに留まって破断延性限界に十分な余裕を有し，その施設に要求される機能に影響を及ぼさないこと。」とされており，ＤＢ施設では，許容応力状態ⅣAS の許容限界を適用している。
新たに定義する許容応力状態ⅤAS は，ＳＡに対処するために必要な機能が損なわれない許容限界であり，東海第二発電所では，機能維持設計の許容限界として適用実績のある許容応力状態ⅣAS と同じ許容限界を適用する。
【許容応力状態の説明】
ⅠA〜ⅣA：JEAG4601 で設定している許容応力状態

ⅢAS〜ⅣAS：JEAG4601 で設定している許容応力状態

ⅤA：運転状態Ⅴ相当の応力評価を行う許容応力状態（ＳＡ時に要求される機能が満足できる許容応力状態）

Ⅴ AS：許容応力状態Ⅴ A を基本として，それに地震により生ずる応力に対する特別な応力の制限を加えた許容応力状態(ＳＡ時に要求される機能が満足できる許容応力状態）

39-4-1216

第 3-1 表(1)格納容器及び原子炉圧力容器を防護対象とする主要な重大事故等対処
施設
防護対象
格納容器

重大事故等対処施設
格納容器内
逃がし安全弁

格納容器外
常設低圧代替注水系ポンプ
代替循環冷却系ポンプ
可搬型代替注水大型ポンプ
残留熱除去系熱交換器
サプレッション・プール
代替淡水貯槽
格納容器圧力逃がし装置

原子炉圧力容器−

常設低圧代替注水系ポンプ
残留熱除去系ポンプ
低圧炉心スプレイ系ポンプ
高圧炉心スプレイ系ポンプ
残留熱除去系海水ポンプ
原子炉隔離時冷却系ポンプ
可搬型代替注水大型ポンプ
ほう酸注入ポンプ
残留熱除去系熱交換器
代替淡水貯槽
サプレッション・プール
ほう酸貯蔵タンク
格納容器圧力逃がし装置
原子炉周期（ペリオド短）原子炉スクラ
ム

39-4-1317

4. 荷重の組合せの検討手順(1)

地震の従属事象・独立事象の判断
組合せの基本方針において，地震従属事象はＳＳと組合せ，独立事象はその事象の発生確率，継続時間及び地震動の超過確率の関係を踏まえ，ＳＳ，Ｓ
ｄ

いずれか適切な地震力と組み合わせることとしていることから，まず，荷重の組合せの検討に当たって，運転状態Ⅴが，地震の従属事象，独立事象の何れに該当するか判断する。従属事象と判断された場合は，ＳＳと組み合わせ，独立事象と判断された場合は，以下の(2)(3)項の手順に従う。
(2) 施設分類
対象施設は設置許可基準規則，技術基準規則，JEAG4601 の分類等を踏まえた分類を行い，その分類毎に組合せ方針を検討することとする。対象施設は
以下のとおり分類する。
ＳＡ施設は，設置許可基準規則の解釈別記２から「機器・配管系」と「建物・構築物」に分類される。ここで，建物・構築物についても，機器・配管系と同様の考え方で組合せを考慮することとする。（添付資料 4「建物・構築物のＳＡ施設としての設計の考え方」参照）また，原子炉格納容器バウンダ
リを構成する設備（以下「ＰＣＶバウンダリ」という。）と原子炉冷却材圧
力バウンダリを構成する設備（以下「ＲＰＶバウンダリ」という。）については，「重大事故等対策の有効性評価」により得られたＳＡ時の圧力・温度の推移を用いて検討を行うことから他の施設とは別にＳＡ荷重と地震力の組合せを検討する。
以上のことから，以降の検討では施設を第 4-1 図のとおり分類し，建物・構築物を含む全般施設は，ＰＣＶバウンダリ，ＲＰＶバウンダリ以外の機器・配管系の組合せ方針を適用する。なお，ＰＣＶバウンダリの圧力・温度等の条件を用いて評価を行う施設については，ＰＣＶバウンダリの荷重の組
39-4-1418

合せに従い，支持構造物については，支持される施設の荷重の組合せに従う
ものとする。

設置許可基準規則

施設の扱い

第 39 条常設耐震

DB 施設におけるDB 施設における設置許可基準規則

JEAG4601 における今回の検討

設置許可基準規則

技術基準規則別記２における分類

機器・配管系の設備分類

における分類

ＤＢ設備ではないＳＡ設備重要重大

建物・構築物

全般施設

事故防止設備
機器・配管系

常設重大事故
緩和設備

上記以外の
ＳＡ設備

設置許可基準規則第４条

技術基準規則第５条

建物・構築物

機器・配管系

第4 1図(3)

クラス２,３,４設備

クラスＭＣ容器

クラスＭＣ容器(PCV ﾊﾞｳﾝﾀﾞﾘ)

クラス１設備

クラス１設備(RPV ﾊﾞｳﾝﾀﾞﾘ)

施設の分類の考え方

独立事象に対する荷重の組合せの選定手順
独立事象に対して，ＳＡ施設に適用する荷重の組合せの選定手順を示す。
考え方としては，事象の発生確率，継続時間，地震動の超過確率の積等を考慮し，工学的，総合的に判断することとする。選定手順を以下に，選定フローを第 4-3 図に示す。

【選定手順】① ＳＡ事象の発生確率としては，炉心損傷頻度の性能目標値である 10−４／
炉年を適用する。
② 地震ハザード解析から得られる超過確率を参照し，JEAG4601・補-1984 で記載されているＳ２，Ｓ１の発生確率をＳＳ ，Ｓｄの超過確率に読み替えて適用する。（添付資料 2 参照）③ 荷重の組合せの判断は，①と②及びＳＡの継続時間との積で行う。そのス
クリーニングの判断基準を設定する。具体的には，国内外の基準等でスク
39-4-1519

リーニング基準として参照されている値，炉心損傷頻度及び格納容器機能喪失頻度の性能目標値に保守性を持たせた値として，東海第二発電所では，ＤＢ施設の設計の際のスクリーニング基準である 10−７／炉年に保守性を見込んだ 10−８／炉年とする。（補足 2）④ ①②の積と③を踏まえて弾性設計用地震動Ｓ ｄ又は基準地震動ＳＳと組み合わせるべきＳＡの継続時間を設定する。事故発生時を基点として，10−
２

年までの期間を地震荷重との組合せが不要な短期（運転状態Ⅴ(S)），

弾性設計用地震動Ｓｄとの組合せが必要な 10−２から 2×10−１年を長期(L)（運転状態Ⅴ(L)），基準地震動ＳＳとの組合せが必要な期間 2×10−１年以降を長期(LL)（運転状態Ⅴ(LL)）とする。
⑤ ④を踏まえて，施設分類毎に荷重の組合せを検討する。

第 4-1 表荷重の組合せを考慮す

重大事故等の

る判断目安

発生確率

組合せの目安となる継続時間
地震動の発生確率
弾性設計用

10−８／年以上

10−４／年※1

地震動Ｓｄ
基準地震動ＳＳ

組合せの目安とな
る継続時間

10−２／年※2

10−２ 年以上

5×10−４／年※2

2×10−１年以上※1：原子力安全委員会「発電用軽水型原子炉施設の性能目標について」に記載されている炉心損傷頻度の性能目標値を踏まえ，重大事故等の発生確率として
10−４／年とした。
※2：JEAG4601-1984 に記載されている地震動の発生確率Ｓ２，Ｓ１の発生確率をＳ
Ｓ，Ｓｄに読み換えた。

39-4-1620

荷重

評価点①（Ｓｄとの組合せ）

評価点②（ＳＳとの組合せ）

時間
組合せ不要

Ｓｄとの組合せ

運転状態Ⅴ(S)(短期)

運転状態Ⅴ(L)(長期(L))

ＳＡ発生

10−２年

第 4-2 図ＳＳとの組合せ
運転状態Ⅴ(LL)(長期(LL))

2×10−１年

荷重の組合せと継続時間の関係（イメージ）①ＳＡ事象の発生確率を設定する。

②ＳＳ，Ｓｄの超過確率を設定する。

③ 荷重の組合せの判断は，①と②とＳＡの継続時間との積で行い，そのスクリーニングの判断基準を設定する。

④ ①②の積と③を踏まえて，弾性設計用地震動Ｓｄ，基準地震動ＳＳと組み合わせるべきＳＡの継続時間を設定する。

⑤ ④を踏まえて，施設分類毎に荷重の組合せを検討する。

第 4-3 図独立事象に対する荷重の組合せの選定手順

39-4-1721

5.

荷重の組合せの検討結果
4 項の検討手順に基づき，まず，5.1 項ではＳＡが地震の従属事象か独立事象であるかを判断し，5.2 項では，全般施設，ＰＣＶバウンダリ，ＲＰＶ
バウンダリに分けて，ＳＡ荷重と地震力の組合せ条件を検討する。なお，Ｓ
Ａ施設の支持構造物については，支持する施設の荷重の組合せに従うものとする。
5.1

地震の従属事象・独立事象の判断
運転状態Ⅴが地震によって引き起こされるおそれがある事象であるかについては，ＤＢ施設の耐震設計の考え方に基づく。なお，確率論的な考察も考慮する。ここで，ＤＢ施設に対して従前より適用してきた考え方に基づき，地震の従属事象とは，ある地震力を想定して，その地震力未満で設計された設備が，その地震力を上回る地震が発生した際に確定論的に設備が損傷すると仮定した場合に発生する事象，すなわち「地震によって引き起こされる事象」と定義し，地震の独立事象とは，確定論的に考慮して「地震によって引き起こされるおそれのない事象」と定義する。
耐震Ｓクラス施設はＳ Ｓ による地震力に対して，その安全機能が損なわれるおそれのないよう設計されている。この安全機能に係る設計は，耐震Ｓク
ラス施設自体が，Ｓ Ｓ による地震力に対して，損傷しないよう設計するだけ
でなく，下位クラスに属するものの波及的影響等に対しても，その安全機能が損なわれないよう設計することも含まれる。耐震Ｓクラス施設が健全であれば，炉心損傷防止に係る重大事故等対策の有効性評価において想定した全ての事故シーケンスに対し，Ｓ Ｓ 相当の地震により，起因事象が発生したとしても緩和設備が機能し，ＤＢ設計の範囲で事象を収束させることができる
ことを確認することとする。
したがって，ＳＡ施設に対する耐震設計における荷重の組合せの検討とし
39-4-18

22

ては，Ｓ Ｓ 相当の地震に対して，運転状態Ⅴは地震によって引き起こされる
おそれのない「地震の独立事象」として扱い，運転状態Ⅴの運転状態と地震力とを適切に組み合わせる。なお，地震ＰＲＡの結果を参照し，確率論的な考察を実施した。ＳＡ施設に期待した場合の地震ＰＲＡにおいて，Ｓ Ｓ 相当
までの地震力により炉心損傷に至る事故シーケンスについて，緩和設備のランダム故障を除いた炉心損傷頻度（ＣＤＦ）であって，ＳＡ施設による対策の有効性の評価がＤＢ条件を超えるものの累積値は，3.7×10 −７ ／炉年である。性能目標のＣＤＦ（10 − ４ ／炉年）に対する相対割合として１％を下回る頻度の事象は，目標に対して影響がないといえるくらい小さい値と見なすことができ，3.7×10 − ７ ／炉年はこれを下回ることから，Ｓ Ｓ 相当までの地
震力によりＤＢ条件を超える運転状態Ⅴの発生確率は極めて低いと考えられる。したがって，ＳＡ施設に対する耐震設計における荷重の組合せの検討において，運転状態Ⅴが地震によって引き起こされるおそれがないとして扱う
ことは妥当と考える。
（「（補足 3）「地震の従属事象」と「地震の独立事象」について」参照）

5.2

荷重の組合せの検討結果
5.1 項で運転状態Ⅴは地震の独立事象と判断したことから，以下では施設分類毎に 4 項(3)の手順に従って，荷重の組合せを検討する。
5.2.1

全般施設

(1)

ＳＡの発生確率
ＳＡの発生確率としては，炉心損傷頻度の性能目標値である 10 −４ ／炉
年を適用する。なお，全般施設については事故シーケンスグループを特定せず全てのＳＡを考慮する。

(2)

地震動の超過確率
39-4-1923

地震ハザード解析結果から得られる超過確率を参照し，JEAG4601・補1984 で記載されているＳ ２ ，Ｓ １ の発生確率をＳ Ｓ ，Ｓ ｄ の超過確率に読み替えて適用する。（添付資料 2 参照）(3)荷重の組合せの継続時間の決定
保守性を見込んだ 10 −８ ／炉年と，(1)，(2)で得られた値の積により，組合せの目安となる継続時間を判断する。事故発生時を基点として，10 −２年までの期間を地震荷重との組合せが不要な短期（運転状態Ⅴ(S)），弾性設計用地震動Ｓ ｄ との組合せが必要な 10 − ２ から 2×10 − １ 年を長期(L)（運転状態Ⅴ(L)），基準地震動Ｓ Ｓ との組合せが必要な期間 2×10−１ 年以降を長期(LL)（運転状態Ⅴ(LL)）とする。

第 5.2.1.1 表
事故

重大事故等の

ｼｰｹﾝｽ

発生確率

組合せの目安となる継続時間
荷重の組合
地震動の発生確率

る判断目安
弾性設計用

全ての
ＳＡ

10

−４

／年

※１

せを考慮す

地震動Ｓ ｄ
基準地震動Ｓ Ｓ

10−２ ／年 ※２
5×10−４ ／年 ※２

10−８ ／年
以上

組合せの目安とな
る継続時間
10−２ 年以上
2×10−１ 年以上※1：原子力安全委員会「発電用軽水型原子炉施設の性能目標について」に記載されている炉心損傷頻度の性能目標値を踏まえ，重大事故等の発生確率として 10−４ ／炉年とした。
※2：JEAG4601-1984 に記載されている地震動の発生確率Ｓ ２ ，Ｓ １ の発生確率
をＳ Ｓ ，Ｓ ｄ に読み換えた。

39-4-2024

荷重

評価点①（Ｓ ｄ との組合せ）

評価点②（Ｓ Ｓ との組合せ）

時間
組合せ不要

Ｓ ｄ との組合せ

運転状態Ⅴ(S)(短期)

運転状態Ⅴ(L)(長期(L))

ＳＡ発生

10−２ 年

第 5.2.1.1 図(4)Ｓ Ｓ との組合せ
運転状態Ⅴ(LL)(長期(LL))

2×10−１ 年

荷重の組合せと継続時間の関係（イメージ）

荷重組合せの検討(1)から(3)から，ＳＡの発生確率，地震動の超過確率と掛け合わせた発生確率は第 5.2.1.2 表のとおりとなる。この検討に際し，ＳＡ施設としての重要性を鑑み安全裕度を確保するために，頻度が保守的に算出されるよ
うに各パラメータの設定に当たり，以下の事項を考慮している。
【全般施設のＳＡの発生確率，継続時間，地震動の超過確率に関する考慮】
・ＳＡの発生確率は，個別プラントの炉心損傷頻度を用いず，炉心損傷頻度の性能目標値である 10−４ ／炉年を適用している。
・地震ハザード解析結果から得られる超過確率を参照し，地震動の超過確率
は JEAG4601・補-1984 に記載の発生確率を用いている。
第 5.2.1.2 表のＳＡの発生確率，地震動の超過確率，組合せの目安とな
るＳＡの継続時間との積を考慮し，ＳＡ発生後 10−２ 年以上に 2×10−１ 年未満の期間のうち最大となる荷重とＳ ｄ を組み合わせる。また，ＳＡ発生後
2×10 − １ 年以上の期間における最大値とＳ Ｓ による地震力を組み合わせる
39-4-21

25

こととする。
ここで，全般施設については必ずしもＳＡによる荷重の時間履歴を詳細に評価しないことから，上記の考え方を包絡するようにＳＡ発生後の最大荷重とＳ Ｓ による地震力を組み合わせる。

第 5.2.1.2 表

ＳＡの発生確率・継続時間，地震の発生確率を踏まえた事象発生確率
事故

重大事故等の

ｼｰｹﾝｽ

発生確率

全ての
ＳＡ

地震の発生確率Ｓ ｄ ：10−２ ／年以下

10−４ ／炉年

Ｓ Ｓ ：5×10−４

組合せの目安運転となる継続時間状態

10−２ 年以上
2×10−１ 年未満

／年

以下

(5)

2×10−１ 年
以上

Ⅴ(L)
Ⅴ(LL)

合

計

10−８ ／炉年
以下
10−８ ／炉年
以下まとめ
以上より，全般施設としては，ＳＡ発生後の最大荷重とＳ Ｓ による地震
力を組み合わせることとする。

5.2.2

原子炉格納容器バウンダリを構成する設備(1)

ＳＡの発生確率
ＳＡの発生確率としては，炉心損傷頻度の性能目標値である 10 −４ ／炉
年を適用する。

(2)

地震動の超過確率
地震ハザード解析結果から得られる超過確率を参照し，JEAG4601・補1984 で記載されているＳ ２ ，Ｓ １ の発生確率をＳ Ｓ ，Ｓ ｄ の超過確率に読み替えて適用する。（添付資料 2 参照）(3)荷重の組合せの継続時間の決定
保守性を見込んだ 10 −８ ／炉年と，(1)，(2)で得られた値の積との比較
39-4-2226

により，工学的，総合的に組合せの目安となる継続時間を判断する。事故発生時を基点として，10 − ２ 年までの期間を地震荷重との組合せが不要な
短期（運転状態Ⅴ(S)），弾性設計用地震動Ｓ ｄ との組合せが必要な 10−２
から 2×10−１ 年を長期(L)（運転状態Ⅴ(L)），基準地震動Ｓｓとの組合せが必要な期間 2×10−１ 年以降を長期(LL)（運転状態Ⅴ(LL)）とする。

第 5.2.2.1 表
事故

重大事故等の

ｼｰｹﾝｽ

発生確率

全ての

−４

組合せの目安となる継続時間
荷重の組合
地震動の発生確率

る判断目安
弾性設計用

10

ＳＡ

炉年

せを考慮す

10−２ ／年 ※２

地震動Ｓ ｄ／る継続時間
10−２ 年10※１

5×10−４ ／年 ※２

基準地震動Ｓ Ｓ

組合せの目安とな

−８

以上

／炉年

以上

2×10−１ 年
以上※1：原子力安全委員会「発電用軽水型原子炉施設の性能目標について」に記載されている炉心損傷頻度の性能目標値を踏まえ，重大事故等の発生確率として 10−４ ／年とした。
※2：JEAG4601-1984 に記載されている地震動の発生確率Ｓ ２ ，Ｓ １ の発生確率
をＳ Ｓ ，Ｓ ｄ に読み換えた。
荷重

評価点①（Ｓ ｄ との組合せ）

評価点②（Ｓ Ｓ との組合せ）

時間
組合せ不要

Ｓ ｄ との組合せ

運転状態Ⅴ(S)(短期)

運転状態Ⅴ(L)(長期(L))

ＳＡ発生

10−２ 年

第 5.2.2.1 図

Ｓ Ｓ との組合せ
運転状態Ⅴ(LL)(長期(LL))

2×10−１ 年

荷重の組合せと継続時間の関係（イメージ）39-4-2327

(4)荷重の組合せの検討
ａ．ＳＡの選定
本発電用原子炉施設を対象としたＰＲＡの結果を踏まえた，重大事故等対策の有効性を評価する事故シーケンスグループのうち，圧力・温度条件が最も厳しい事故シーケンスグループを選定する。参考として格納容器のＤＢ条件（最高使用圧力・温度）を超える事故シーケンスグルー
プ等を選定した結果を下表に示す。

事故シーケンスグループ等

ＤＢ条件を
超えるもの

「運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故」に係る事故シーケンスグループ
高圧・低圧注水機能喪失○

高圧注水・減圧機能喪失

×

全交流動力電源喪失−

全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）○

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）○

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）○

崩壊熱除去機能喪失−

取水機能が喪失した場合○

残留熱除去系が故障した場合○

原子炉停止機能喪失○

ＬＯＣＡ時注水機能喪失○

格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）

×※１

津波浸水による注水機能喪失○「運転中の原子炉における重大事故」に係る格納容器破損モード
雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）−

代替循環冷却系を使用する場合○

代替循環冷却系を使用しない場合○

高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱〇

原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用

×※２

水素燃焼

×※３

溶融炉心・コンクリート相互作用

×※２「運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故」に係る事故シーケンスグループ
崩壊熱除去機能喪失

×※４

全交流動力電源喪失

×※４

原子炉冷却材の流出

×※４

反応度の誤投入×※４※1：有効性評価では，インターフェイスシステムＬＯＣＡにより格納容器外へ原子炉冷却材が流出す

39-4-24

28

る事象を評価しており，格納容器圧力・温度の評価を実施していないが，破断を想定した系（残留熱除去系）以外の非常用炉心冷却系等は使用できることから，格納容器圧力・温度が最高使用
圧力・温度を超えることはない。
※2：高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱の事故シーケンスにて原子炉圧力容器外の溶融燃料−
冷却材相互作用及び溶融炉心・コンクリート相互作用に対する有効性評価を行っているため対象外とする。
※3：雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用する場合）の事故シーケンスにて水素燃焼に対する有効性評価を行っているため対象外とする。
※4：運転停止中は，炉心の冠水維持までを評価の対象としており格納容器に対する静的な過圧・過温に対する評価は実施していない。しかしながら，静的な過圧・過温の熱源となる炉心崩壊熱は，運転中と比較して十分に小さく，事象の進展も運転中に比べて遅くなることから，運転中に包絡されるものとして参照すべき事故シーケンスの対象とはしない。

これらの事故シーケンスグループ等のうち，格納容器の圧力・温度条
件が最も厳しくなるという点で，最高使用圧力・温度を超え，さらに継続期間の長い事故シーケンスグループ等を抽出することを目的に，事故発生後 10−２ 年（約 3 日後）以内及び事象発生後 10−２ 年（約 3 日後）の
圧力・温度が最も高い事故シーケンスグループ等を抽出した結果，以下の事故シーケンスが挙げられる。
・雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用する場合）
・雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合）
上記のいずれの事故シーケンスにおいても，事象発生後 10−２ 年（約 3日後）前までに格納容器圧力逃がし装置又は緊急用海水系を用いた代替
循環冷却系等による除熱機能が確保され，最高使用圧力・温度以下に維持される。10−２ 年（約 3 日後）以降の格納容器圧力については，格納容器内の水素燃焼を防止する観点から格納容器内への窒素注入を実施する運用としていることから，一時的に格納容器圧力が最高使用圧力以下の範囲で圧力上昇する期間が生じるが，上記の除熱機能により，最高使用
39-4-2529

圧力以下に抑えられる。
したがって，最高使用圧力及び 10−２ 年（約 3 日後）以内の温度に基づき，事故シーケンスグループ等を選定することは妥当である。
なお，「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」，「原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用」及び「溶融炉心・コンクリート相互作用」は同じ事故シーケンスにより各格納容器破損モードの評価を行っている。これら格納容器破損モードを評価する際には，原子炉圧力容器破損に至るまで炉心損傷を進展させ，その後に生じうる格納容器破損
モードに対する有効性を確認する必要があるため，解析の前提として，
重大事故等対処設備として整備した原子炉への注水機能は使用しないとの前提で評価することで，各々の格納容器破損モードに対して厳しい条件となるよう保守的な条件設定を行っており，他の事故シーケンス等と比較して前提条件が異なる（本来は，高圧代替注水系及び低圧代替注水系（常設）により炉心損傷回避が可能な事故シーケンスである）。一方，格納容器に対する静的な過圧・過温に対する長期の頑健性を確認する上では，格納容器圧力及び温度は原子炉停止後の崩壊熱と除熱能力の関係が支配的な要素であることから，「運転中の原子炉における重大事故」に係る格納容器破損モードとして参照する事故シナリオとして，雰囲気
圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）を代表シナリオとすることは，原子炉圧力容器破損後のシナリオも考慮していることと等しくなる。
格納容器破損モード「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用する場合）」及び「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合）」は，大破断ＬＯＣＡが発生し，流出した原子炉冷39-4-2630

却材及び溶融炉心の崩壊熱等の熱によって発生した水蒸気，炉心損傷に伴うジルコニウム−水反応によって発生した非凝縮性ガスなどの蓄積により，格納容器の雰囲気圧力・温度が上昇することになる。
上記の 2 つの事故シーケンスグループ等について，事故発生後の格納容器の最高圧力及び最高温度，10−２ 年（約 3 日後）の圧力及び温度を第5.2.2.2 表に示す。
なお，その他の「運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故」に係る事故シーケンスグループについては，格納容器冷却及び除熱に係る手順において，格納容器圧力を最高使用圧力以下に抑える手
順としているため抽出されない。

第 5.2.2.2 表

格納容器のＳＡ時の圧力・温度（有効性評価結果）
格納容器過圧・過温破損（代替循環冷却系を使用する
場合）

格納容器過圧・過温破損（代替循環冷却系を使用しない場合）

310kPa[gage]以下

約 465kPa[gage]

約 139℃

約 157℃

圧力（10−２ 年後）

310kPa[gage]以下

約 465kPa[gage] 以下

温度（10−２ 年後）

約 139℃以下

約 157℃以下

最高圧力
最高温度（壁面温度）

第 5.2.2.2 表に示す各事故シーケンスグループ等の有効性評価における解析条件設定は，解析条件及び解析コードの不確かさを考慮して，設計値を用いるか又は評価項目となるパラメータに対して余裕が小さくな
るような設定とすることとしている。また，不確かさの影響評価を行っており，その結果として，解析コード及び解析条件の不確かさについて
操作への影響を含めて確認した結果，評価項目となるパラメータに与え
39-4-2731

る影響は小さいことを確認していることから，ここでは不確かさは考慮しない。

ｂ．ＳＡで考慮する荷重と継続時間【短期荷重の継続時間】
上記の２つの事故シーケンスグループ等について，格納容器圧力・温度の解析結果を第 5.2.2.2 図から第 5.2.2.5 図に示す。
第 5.2.2.2 図から第 5.2.2.5 図より，ＳＡ発生後 10−２ 年（約 3 日後）前までに，格納容器圧力逃がし装置又は緊急用海水系を用いた代替循環
冷却系による除熱機能が確保され，最高使用圧力・温度以下に維持される。代替循環冷却系を使用する場合における 10−２ 年（約 3 日後）以降の格納容器圧力については，格納容器内の水素燃焼の防止のため格納容器
内への窒素封入を実施する運用としていることから，一時的に上昇する期間があるが，上記の除熱機能により最高使用圧力以下に抑えられる。
よって，ＳＡ発生後 10−２ 年（約 3 日後）前をⅤ(S)（ＳＡの状態のう
ち事象発生直後の短期的に荷重が作用している状態）として設定することは適切である。

39-4-2832

0.8

ＬＯＣＡ破断口からの蒸気流出に伴い格納容器圧力が上昇するため常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプ
レイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作（25 分）を実施
し格納容器圧力の上昇を抑制

ドライウェルサプレッション・チェンバ

0.62MPa[gage]

0.6
格
納
容
器
圧
力

格納容器圧力 310kPa[gage]到達にて可搬型窒素供給装置による窒素供給停止（約 163 時間）
代替循環冷却系による格納容器除熱操作（90 分）に伴う格納容器圧力の上昇抑制

0.4(MPa[gage])
格納 容器 酸 素濃 度 （ド ライ 条 件）4.0%到 達に て 可搬 型
窒素供給装置による格納容器への窒素供給操作開始（約 84 時間）0.2

最大圧力 約 0.31MPa（約 163 時間）

0.0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2AE--3H68003

第 5.2.2.2 図 「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用する場合）」における格納容器圧力の推移

300
最高温度 約 202℃（壁面温度 約 137℃）（約 0.7 時間）
壁面最高温度 約 139℃（約 0.9 時間）

ドライウェルサプレッション・チェンバ

200℃

格
納
容
器
温
度

200

（℃）

100

代 替 循 環 冷 却 系 に よ る 格 納 容 器 除 熱 操 作 （ 90分）に伴う格納容器雰囲気温度の上昇抑制

可 搬 型 窒 素 供 給 装 置 を 用 い た 格納 容 器 内 窒 素
供 給 操 作 開 始 に よ る 格 納 容 器 圧力 の 変 動 に 伴う格納容器雰囲気温度の変動（約 84 時間）

Ｌ ＯＣ Ａ 破 断口 か ら の 蒸気 流 出 に伴 い 格納 容 器 雰囲 気 温 度 が上 昇 す る た め 常設 低圧代
替 注水 系 ポ ンプ を 用 い た代 替 格 納容 器 スプ レ イ 冷却 系 （ 常 設） に よ る 格 納 容器 冷却操
作（25 分）を実施し格納容器雰囲気温度の上昇を抑制する

0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2AE--3H68003

第 5.2.2.3 図 「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用する場合）」における格納容器温度（気相部）の推移

39-4-2933

0.8

ＬＯＣＡ破断口からの蒸気流出に伴い格納容器圧力が上昇するため常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却
系 （常 設 ） によ る 格 納容 器 冷 却 操作 （25 分） を 実 施し 格 納 容器
圧力の上昇を抑制

0.6
格
納
容
器
圧
力

ドライウェルサプレッション・チェンバ
0.62MPa[gage]常 設 低 圧 代 替 注 水 系 ポ ン プ を 用 い た 代 替 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 系 （ 常設 ） による格納容器冷却操作（約 3.9 時間）に伴う圧力変化
最大圧力 約 0.47kPa[gage]（約 3.9 時間）

格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作（約19 時間）の実施に伴う格納容器圧力の低下

0.4(MPa[gage])

0.2

0.0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2AE--3GBU007

5.2.2.4 図「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却を使用しない場合）」における格納容器圧力の推移

300
最高温度 約 202℃（壁面温度 約 137℃）（約 0.7 時間）
壁面最高温度 約 157℃（約 3.9 時間）

ドライウェル

格納容器 雰囲 気温度

サプレッション・チェンバ

200℃

格
納
容
器
温
度

200

（℃）

100

常設低圧代替注水系ポ ンプを用いた 代替格納容器スプレイ 冷却系（常設 ）による格納容器冷却操作（約 3.9 時間）に伴う温度低下

格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作（約 19 時間）
その後、崩壊熱の低下とともに徐々に格納容器雰囲気温度低下
ＬＯＣＡ破断口からの蒸気流出に伴い格納容器雰囲気温度が上昇するため常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作（25 分）を実施し格納容器雰囲気温度の上昇を抑制する

0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2AE--3GBU007

第 5.2.2.5 図 「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合）」における格納容器温度（気相部）の推移

39-4-3034【長期(L)及び長期(LL)における荷重の継続時間】
ＳＡ発生後の格納容器の圧力・温度の推移は，除熱機能として代替循
環冷却系を使用する場合と代替循環冷却系を使用しない場合では大幅に挙動が異なる。第 5.2.2.2 表に示したとおり，「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合）」の方が圧力及び温度ともに高い。このため，本設定では，「雰
囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環
冷却系を使用しない場合）」を前提とする。
長期間解析における格納容器圧力・温度の推移を第 5.2.2.6 図及び第5.2.2.7 図に示す。事象発生後約 19 時間後から，格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱を開始することで，長期的には格納容器圧力は低下傾向となり，格納容器温度は飽和温度相当で推移する。

39-4-3135

800
ドライウェル700

サプレッション・チェンバ

600
格
納
容
器
圧
力
(kPa[gage])

500
400
300
200
100
0
0

10

20

30

40

50

60

70

事故後の時間(day)JOB No.MA47BNT2AE--OH8P004

第 5.2.2.6 図 「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合）」における格納容器圧力の推移（長期間解析）300
ドライウェルサプレッション・チェンバ

格
納
容
器
温
度

200

（℃）

100

0
0

10

20

30

40

50

60

70

事故後の時間(day)JOB No.MA47BNT2AE--OH8P004

第 5.2.2.7 図 「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合）」における格納容器温度（気相部）の推移（長期間解析）
39-4-3236

ここで，2×10−１ 年（約 70 日後）の格納容器圧力及び温度の最高値を
第 5.2.2.3 表に示す。第 5.2.2.3 表に示すとおり，格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱により，格納容器圧力は低下傾向となり，格納容器温度は飽和温度相当で推移するが，2×10−１ 年（約 70 日後）の時点の格納容器圧力・温度は通常運転条件の格納容器圧力・温度を上回ることととなる。

第 5.2.2.3 表

格納容器のＳＡ時の圧力・温度の最高値（2×10−１ 年後）
雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合）

格納容器圧力約 92kPa［gage］

格納容器温度

約 137℃(1)から(3)から，ＳＡの発生確率，継続時間，地震の発生確率（添付資料 2 参照）を踏まえた事象発生確率は第 5.2.2.4 表のとおりとなる。
この検討に際し，ＳＡ施設としての重要性に鑑み安全裕度を確保するた
めに，頻度が保守的に算出されるように各パラメータの設定に当たり，以下の事項を考慮している。

【ＰＣＶバウンダリにおけるＳＡの発生確率，継続時間，地震動の超過確率に関する考慮】・ＳＡの発生確率は，個別プラントの炉心損傷頻度を用いず，炉心損傷頻度の性能目標値である 10−４ ／炉年を適用している。
・地震ハザード解析結果から得られる超過確率を参照し，地震動の超過確率は JEAG4601・補-1984 に記載の発生確率を用いている。
39-4-3337

5.2.2(4)a.に示すように，有効性評価における解析条件設定は，解析条件及び解析コードの不確かさを考慮して，設計値を用いるか又は評価項目となるパラメータに対して余裕が小さくなるような設定としており，
その不確かさの評価項目となるパラメータへの影響が小さいことを確認している。しかしながら，事象発生後 10−２ 年のタイミングにおける格納容器の圧力・温度条件の厳しさの観点では，「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合）」において，格納容器圧力の上昇の速度が遅く，格納容器スプレ
イ流量が抑制できる場合など，格納容器圧力逃がし装置の使用タイミン
グが遅くなり，格納容器圧力のピークとなる時期が遅れることで，圧力・温度条件が厳しくなる可能性があることから，ＳＡ発生後 10 −２ 年
以 2×10−１ 年未満の期間として組み合わせる荷重は，事象発生以降の最大となる荷重（有効性評価結果の最高圧力・最高温度）をＳ ｄ と組み合わせる。また，ＳＡ発生後 2×10−１ 年以上の期間における最大となる荷重とＳ Ｓ による地震力を組み合わせることとする。

第 5.2.2.4 表

ＳＡの発生確率，継続時間，地震の発生確率を踏まえた事象発

生確率
事故

重大事故等

シーケンス

の発生確率

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・
過温破損）

(5)

荷重の組合せを地震の発生確率安
Ｓ ｄ ：10−２ ／年

10−４考慮する判断目／炉年
Ｓ Ｓ ：5×10−４ ／年

10−２ 年以上
2×10−１ 年未満
2×10−１ 年以上

運転
状態

合計

Ⅴ(L)

10−８ ／炉年以下Ⅴ(LL)

10−８ ／炉年以下まとめ
39-4-3438

以上より，ＰＣＶバウンダリとしては，ＳＡ後長期(LL)に生じる荷重とＳ Ｓ による地震力，ＳＡ発生後の最大となる荷重とＳ ｄ による地震力を組み合わせることとする。

5.2.3

原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する設備(1)

ＳＡの発生確率
ＳＡの発生確率としては，炉心損傷頻度の性能目標値である 10 −４ ／炉
年を適用する。

(2)

地震動の超過確率
地震ハザード解析結果から得られる超過確率を参照し，JEAG4601・補-1984 で記載されているＳ ２ ，Ｓ １ の発生確率をＳ Ｓ ，Ｓ ｄ の超過確率に読み替えて適用する。（添付資料 2 参照）(3)荷重の組合せの継続時間の決定
保守性を見込んだ 10 −８ ／炉年と，(1)，(2)で得られた値の積により，組合せの目安となる継続時間を判断する。事故発生時を基点として，10 −２年までの期間を地震荷重との組合せが不要な短期（運転状態Ⅴ(S)），弾性設計用地震動Ｓ ｄ との組合せが必要な 10 − ２ から 2×10 − １ 年を長期(L)（運転状態Ⅴ(L)），基準地震動Ｓ Ｓ との組合せが必要な期間 2×10−１ 年以降を長期(LL)（運転状態Ⅴ(LL)）とする。

39-4-3539

表 5.2.3.1
事故

重大事故等の

ｼｰｹﾝｽ

発生確率

組合せの目安となる継続時間
荷重の組合
地震動の発生確率

ＳＡ

10

−４

／年

組合せの目安とな
る継続時間

る判断目安
弾性設計用

全ての

せを考慮す

10−２ ／年 ※２

地震動Ｓ ｄ※１

5×10−４ ／年 ※２

基準地震動Ｓ Ｓ

10−２ 年以上

10−８ ／年
以上

2×10−１ 年以上※1：原子力安全委員会「発電用軽水型原子炉施設の性能目標について」に記載されている炉心損傷頻度の性能目標値を踏まえ，重大事故等の発生確率として 10−４ ／炉年とした。
※2：JEAG4601-1984 に記載されている地震動の発生確率Ｓ ２ ，Ｓ １ の発生確率
をＳ Ｓ ，Ｓ ｄ に読み換えた荷重

評価点①（Ｓ ｄ との組合せ）

評価点②（Ｓ Ｓ との組合せ）

時間
組合せ不要

Ｓ ｄ との組合せ

運転状態Ⅴ(S)(短期)

運転状態Ⅴ(L)(長期(L))

ＳＡ発生

10−２ 年

図 5.2.3.1(4)

Ｓ Ｓ との組合せ
運転状態Ⅴ(LL)(長期(LL))

2×10−１ 年

荷重の組合せと継続時間の関係（イメージ）

荷重の組合せの検討
ａ．ＳＡの選定
原子炉圧力容器の圧力及び温度上昇の観点で厳しい事故シーケンスグ
39-4-3640

ループ等は以下の理由から，「原子炉停止機能喪失」である。「原子炉停止機能喪失」は，過渡事象として主蒸気隔離弁の誤閉止の発生を仮定
するとともに，原子炉自動停止機能が喪失する事象であり，緩和措置がとられない場合には，原子炉出力が維持されるため，原子炉圧力容器が高温・高圧状態となる。

39-4-3741

事故シーケンスグループ等

ＤＢ条件を超えるもの ※１

「運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故」に係る事故シーケンスグループ
高圧・低圧注水機能喪失

×

高圧注水・減圧機能喪失

×

全交流動力電源喪失
全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）

×

全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）

×

全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）

×

崩壊熱除去機能喪失
取水機能が喪失した場合

×

残留熱除去系が故障した場合

×

原子炉停止機能喪失○

ＬＯＣＡ時注水機能喪失

×

格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）

×

津波浸水による注水機能喪失

×「運転中の原子炉における重大事故」に係る格納容器破損モード
雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）
代替循環冷却を使用する場合− ※２

代替循環冷却を使用しない場合− ※２

高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱− ※２

原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用

− ※２

水素燃焼

− ※２

シェルアタック−

溶融炉心・コンクリート相互作用− ※２「運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故」に係る事故シーケンスグループ
崩壊熱除去機能喪失

×※３

全交流動力電源喪失

×※３

原子炉冷却材の流出

×※３

反応度の誤投入×※３※1：有効性評価における原子炉圧力と最高使用圧力との比較※2：非常用炉心冷却系が喪失し，炉心が損傷に至るシナリオである。よって，原子炉冷却材
圧力バウンダリの頑健性を評価することを目的とした事故シーケンスとしては参照しな
い。なお，雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）及び水素燃焼
は大破断ＬＯＣＡを起因とし，事故後，急速に減圧するシナリオであり，また，他のシナリオは，原子炉が高圧の状態で維持（その間逃がし安全弁による原子炉圧力制御）するが，原子炉水位が BAF+20%の位置で減圧するシナリオであるため，原子炉圧力という点では「運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故」に係る事故シーケ
ンスグループに包絡される。
※3：運転停止中は，炉心の冠水維持までを評価の対象としており原子炉圧力・温度に対する評価は実施していない。しかしながら，運転停止中であり，初期圧力は十分に低く，また，過圧・過温として影響の大きい条件である炉心崩壊熱は，運転中と比較して十分に小さく，事象の進展も遅くなることから，「運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故」に係る事故シーケンスグループに包絡されるものとして参照すべき事
故シーケンスの対象とはしない。

39-4-3842

これ以外の事故シーケンスグループ等では，原子炉圧力容器は健全であり，また，スクラム後，急速減圧による低圧注水系による冠水維持開始までの間，逃がし安全弁（安全弁機能）の作動により，原子炉圧力は制御されることから，ＤＢの荷重条件を超えることはない。また，「ＬＯＣＡ時注水機能喪失」及び「格納容器バイパス（インターフェイスシ
ステムＬＯＣＡ）」はＬＯＣＡが発生していることを前提にしており，ＤＢ条件を超えることはない。
「原子炉停止機能喪失」（以下「ＡＴＷＳ」という。）の炉心損傷防止対策は，主として当該事故の発生防止のために代替制御棒挿入機能（以下「ＡＲＩ」という。）を備えており，プラント過渡事象が発生し，通常のスクラム機能が，電気的な故障により喪失した場合に，後備の手段としてＡＲＩを作動させることにより原子炉停止機能を確保することとなる。有効性評価では，このＡＲＩの機能に期待せず，最も厳しい過渡事象として主蒸気隔離弁の閉止を条件とし，これによる原子炉圧力上
昇による反応度投入，また，主蒸気隔離弁の閉止に伴う給水加熱喪失による反応度投入を評価している。これに対し，原子炉出力を抑制するた
めのＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリップ機能），運転員による原子炉水位維持操作（自動減圧系の自動起動阻止含む）及びほう酸水注入系による原子炉未臨界操作により原子炉を未臨界へ移行させることとなる。
以上のとおり，スクラムを前提とした他の事故シーケンスグループ等と比較し，最も早く原子炉冷却材圧力が上昇する事象である。
したがって，以下のＳＡとして考慮すべき事故シーケンスは以下の事
故シナリオを選定した。
39-4-3943

・原子炉停止機能喪失
この事故シーケンスにおけるＳＡ発生後の原子炉圧力の最高値，原子炉冷却材温度の最高値を第 5.2.3.2 表に示す。

第 5.2.3.2 表

原子炉冷却材圧力バウンダリのＳＡ時の圧力・温度（有効性評

価結果）
原子炉停止機能喪失
最高圧力

約 8.42MPa[gage]

最高温度

約 298℃

表 5.2.3.2 に示す原子炉停止機能喪失の有効性評価における解析条件
設定は，解析条件及び解析コードの不確かさを考慮して，設計値を用いるか又は評価項目となるパラメータに対して余裕が小さくなるような設定とすることとしている。また，不確かさの影響評価を行っており，その結果として，解析コード及び解析条件の不確かさについて操作への影
響を含めて確認した結果，評価項目となるパラメータに与える影響は小さいことを確認していることから，ここでは不確かさは考慮しない。

ｂ．ＳＡで考慮する荷重と継続時間
a.項で選定した事故シーケンスの過渡応答図を第 5.2.3.2 図から第5.2.3.3 図に示す。原子炉圧力は主蒸気隔離弁の閉止に伴う圧力上昇以降，速やかに耐震設計上の設計圧力である 8.37MPa[gage]を下回る。

39-4-4044

主蒸気隔離弁閉止により原子炉圧力上昇してボイドが急減すること伴い出力が上昇し，再循環ポンプトリップにより炉心流量が低下してボイドが急増することで出力が低下

1. 中性子束（％）
電 動 駆 動 給 水 ポ ン プ の 停止 に伴 う 原 子 炉 水 位 の 低 下 によ り
出力低下

主蒸気隔離弁の閉止による給水加熱喪失によって出力が上昇
ほう酸水注入系によるほう酸
水の注入により負の反応度が印加されることで出力が低下

事故後の時間(m)

第 5.2.3.2 図

原子炉停止機能喪失における中性子束の推移（事象発生から 60 分まで）

主蒸気隔離弁閉止による原子炉圧力の上昇

1. 原子炉圧力変化（×0.01MPa）
2. 原子炉水位（シュラウド外水位）変化（×5cm）

逃がし安全弁（逃がし弁機能）の開閉による蒸気流量の変動

事故後の時間(m)※：初期圧力 6.93MPa[gage]

第 5.2.3.3 図

原子炉停止機能喪失における原子炉水位及び原子炉圧力の推移（事象発生から 60 分まで）
39-4-4145

(1）から(3）より，ＳＡの発生確率，継続時間，地震の発生確率を踏まえた事象発生確率は第 5.2.3.3 表のとおりとなる。この検討に際し，ＳＡ施設としての重要性を鑑み安全裕度を確保するために，頻度が保守的に算出されるように各パラメータの設定に当たり，以下の事項を考慮している。
【ＲＰＶバウンダリのＳＡの発生確率，継続時間，地震動の超過確率に関する考慮】
・ＳＡの発生確率は，個別プラントの炉心損傷頻度を用いず，炉心損傷頻度の性能目標値である 10−４ ／炉年を適用している。
・地震ハザード解析結果から得られる超過確率を参照し，地震動の超過確率は JEAG4601・補-1984 に記載の発生確率を用いている。
第 5.2.3.3 表より，ＳＡの発生確率，継続時間，地震動の超過確率の積等も考慮し，工学的，総合的な判断としてＳ ｄ による地震力とＳＡ後長期(L)荷重，Ｓ Ｓ による地震力とＳＡ後長期(LL)荷重を組み合わせる。

第 5.2.3.3 表

ＳＡの発生確率，継続時間，地震の発生確率を踏まえた事象発生確率
事故

重大事故等の

ｼｰｹﾝｽ

発生確率

原子炉停止機能喪失(5)荷重の組合せを地震の発生確率考慮する判断目
安

Ｓ ｄ ：10−２ ／年
10−４ ／炉年
Ｓ Ｓ ：5×10−４ ／年

10−２ 年以上
2×10−１ 年未満
2×10−１ 年以上

運転
状態

合計

Ⅴ(L)

10−８ ／炉年

Ⅴ(LL)

10−８ ／炉年

まとめ
以上より，ＲＰＶバウンダリとしては，ＳＡ後長期(LL)に生じる荷重とＳｓによる地震力，ＳＡ後長期(L)に生じる荷重とＳ ｄ による地震力を組
39-4-4246

み合わせることとする。

5.2.4

ＳＡ施設の支持構造物

ＳＡ施設の支持構造物については，ＳＡ後長期の雰囲気温度と 5.2.1 から
5.2.3 項それぞれの地震を組み合わせる。ただし，ＳＡ施設本体からの熱伝導等を考慮するものとする。
具体的な組合せ内容は，5.2.1 から 5.2.3 項による。

39-4-4347

6.

許容応力状態の検討結果
5.項の組合せ方針に基づき，各施設のＳＡと地震の組み合わせに対する許容応力状態の考え方を以下に示す。許容応力状態の考え方は，ＰＣＶバウン
ダリ，ＲＰＶバウンダリ，全般施設，及びＳＡ施設の支持構造物に分けて検討することとした。
【運転状態の説明】
Ⅰ〜Ⅳ：JEAG4601 で設定している運転状態と同じ
Ⅴ(S)：ＳＡの状態のうち事象発生直後の短期的に荷重が作用している状態
Ⅴ(L)：ＳＡの状態のうち長期的（過渡状態を除く一連の期間）に荷重が作用している状態
Ⅴ(LL)：ＳＡの状態のうちⅤ(L)より更に長期的に荷重が作用している状態【許容応力状態】
Ⅰ A 〜Ⅳ A ：JEAG4601 で設定している許容応力状態と同じ
Ⅲ AS〜Ⅳ AS：JEAG4601 で設定している許容応力状態と同じ
ⅤA：運転状態Ⅴ相当の応力評価を行う許容応力状態（ＳＡ時に要求される機能が満足できる許容応力状態）

Ⅴ AS：許容応力状態Ⅴ A を基本として，それに地震により生ずる応力に対する特別な応力の制限を加えた許容応力状態（ＳＡ時に要求される機能が満足できる許容応力状態）

6.1

全般施設
5.2.1 項の荷重の組合せ方針から，各組合せ条件に対する許容応力状態を

第 6.1.1 表に示す。

39-4-43

48

第 6.1.1 表

ＰＣＶバウンダリ内外の全般施設の荷重の組合せと許容応力状態
ＤＢ施設
Ｓｄ
ＳＳ

Ｓｄ

ＳＳ

ⅠA

Ⅲ AS

Ⅳ AS

−

Ⅳ AS

ＤＢと同じ許容応力状態とす
る。

Ⅱ

ⅡA

Ⅲ AS

Ⅳ AS

−

Ⅳ AS

ＤＢと同じ許容応力状態とす
る。

Ⅲ

ⅢA

Ⅲ AS

Ⅳ AS

−

Ⅳ AS

ＤＢと同じ許容応力状態とす
る。

Ⅳ(L)

ⅣA
ECCS 等:Ⅰ*A

Ⅲ AS※１−

Ⅲ AS※１−

ＤＢと同じ許容応力状態とす
る。

Ⅳ(S)

ⅣA

−

−

−

−

−

−

Ⅴ AS※２

Ⅴ AS の許容限界は，東海第二では，Ⅳ AS と同じものを
適用する。

運転
状態

許容応力
状態

Ⅰ

ＳＡ施設

Ⅴ(LL)
Ⅴ(L)

ⅤA

Ⅴ(S)

備

考

※1：ＥＣＣＳに係るもののみ※2：ＳＡ後短期的なものと，長期的なものを区別せず，それらを包絡する条件をＳＡ条件として設定する。（格納容器雰囲気温度の影響を受ける全般施設については，6.2
項の検討結果も考慮する）

6.2

原子炉格納容器バウンダリを構成する設備
5.2.2 項の荷重の組合せ方針から，各組合せ条件に対する許容応力状態を

第 6.2.1 表に示す。ＤＢ条件における評価では，Ｓｄ＋事故後長期荷重では
Ⅲ AS を許容応力状態としているが，これは，ＥＣＣＳ等と同様，ＰＣＶバウ
ンダリが事故を緩和・収束させるために必要な施設に挙げられていることによるものである。また，ＤＢ施設としてＰＣＶバウンダリについては，ＬＯＣＡ後（ＤＢＡ）の最終障壁としての安全裕度を確認する意味で，ＬＯＣＡ
後の最大内圧とＳ ｄ の組合せを実施している。ＳＡ施設としてのＰＣＶバウ
ンダリについては，最終障壁としての安全裕度の確認として，重大事故時の格納容器の最高温度，最高内圧を大きく超える 200℃，2Pd の条件で，ＰＣＶ
バウンダリの放射性物質閉じ込め機能が損なわれることがないことの確認を行う。

39-4-4449

第 6.2.1 表

ＰＣＶバウンダリの荷重の組合せと許容応力状態
ＤＢ施設
Ｓｄ
ＳＳ

Ｓｄ

ＳＳ

ⅠA

Ⅲ AS

Ⅳ AS

−

Ⅳ AS

ＤＢと同じ許容応力状態とす
る。

Ⅱ

ⅡA

Ⅲ AS

Ⅳ AS

−

Ⅳ AS

ＤＢと同じ許容応力状態とす
る。

Ⅲ

ⅢA

Ⅲ AS

Ⅳ AS

−

Ⅳ AS

ＤＢと同じ許容応力状態とす
る。

Ⅳ(L)

Ⅰ*A

Ⅲ AS

−

Ⅲ AS

−

ＤＢと同じ許容応力状態とす
る。

Ⅳ(S)

ⅣA

Ⅳ AS※１

−

−

−

−

Ⅴ(LL)

ⅤA

−

Ⅴ AS※２

Ⅴ(L)ⅤA

Ⅴ AS※２−

Ⅴ AS の許容限界は，東海第二では，Ⅳ AS と同じものを
適用する。

Ⅴ(S)

ⅤA

−

−

運転
状態

許容応力
状態

Ⅰ

ＳＡ施設

備

考

※１：構造体全体としての安全裕度を確認する意味でＬＯＣＡ後の最大内圧とＳ ｄ による地震力との組合せを考慮する。
※２：格納容器雰囲気温度の影響を受ける全般施設については，6.1 項の検討結果も考慮
する。

6.3

原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する設備
5.2.3 項の荷重の組合せ方針から，各組合せ条件に対する許容応力状態を

第 6.3.1 表に示す。
ＤＢ条件における評価では，Ｓ ｄ ＋事故後長期荷重では，ＥＣＣＳ等はⅢ
A

S を許容応力状態としているが，これは，ＥＣＣＳ等が事故時に運転を必要とする施設に挙げられていることによるものである。

39-4-4550

第 6.3.1 表

ＰＲＶバウンダリの荷重の組合せと許容応力状態
ＤＢ施設
Ｓｄ
ＳＳ

Ｓｄ

ＳＳ

ⅠA

Ⅲ AS

Ⅳ AS

−

Ⅳ AS

ＤＢと同じ許容応力状態とす
る。

Ⅱ

ⅡA

Ⅲ AS

Ⅳ AS

−

Ⅳ AS

ＤＢと同じ許容応力状態とす
る。

Ⅲ

ⅢA

Ⅲ AS

Ⅳ AS

−

Ⅳ AS

ＤＢと同じ許容応力状態とす
る。

Ⅳ(L)

ⅣA
ECCS 等:Ⅰ*A

Ⅳ AS※１−

Ⅳ AS※１−

ＤＢと同じ許容応力状態とす
る。

Ⅳ(S)

ⅣA

−

−

−

−

−

Ⅴ(LL)

ⅤA

−

Ⅴ AS

Ⅴ(L)

ⅤA

Ⅴ AS

−

Ⅴ AS の許容限界は，東海第二では，Ⅳ AS と同じものを
適用する。

Ⅴ(S)

ⅤA

−

−

運転
状態

許容応力
状態

Ⅰ

ＳＡ施設

備

考

※1：ＥＣＣＳに係るものはⅢ AS

6.4

ＳＡ施設の支持構造物
ＳＡ施設の支持構造物についての，具体的な許容応力状態は，6.1〜6.3 項による。

39-4-46

51

7.

まとめ
ＳＡ施設の耐震設計に当たっては，ＳＡは地震の独立事象として位置付け

たうえで，ＳＡの発生確率，継続時間及び地震動の超過確率の関係や様々な対策，シーケンスを踏まえ，ＳＡ荷重とＳ Ｓ ，Ｓ ｄ いずれか適切な地震力を組
み合わせて評価することとし，その組合せ検討結果としては，以下のとおり
となる。

【凡例】
○：組合せ要−：組合せ不要【全般施設】
①ＳＡの
発生確率
全ての
ＳＡ ※１

10

−４

/炉年

②地震の
発生確率

③ＳＡの
継続時間

Sd：10−２
/年以下

ＳＡ発生
後全期間

−４

Ss：5×10
/年以下

ＳＡ発生
後全期間

①×②×③
10−８ /炉年
以上
10

−８

/炉年

以上

組合せ
要否
○
○

考慮する
組合せ
ＳＡ荷重＋
Ｓｓ

※1：短期荷重，長期(L)荷重，長期(LL)荷重を区別せず，それらを包絡する条件とＳ Ｓ を組み合わせる。

【PCV バウンダリ】
①ＳＡの
発生確率

Sd：10−２
/年以下

ＳＡ荷重
Ⅴ(S)

ＳＡ荷重
Ⅴ(L)

ＳＡ荷重
Ⅴ(LL)

②地震の
発生確率

Ss：5×10−４
/年以下

10

−４

/炉年

Sd：10−２/年以下
Ss：5×10−４/年以下
Sd：10−２/年以下
Ss：5×10−４
/年以下

③ＳＡの
継続時間

①×②×③
10−８ /炉年

10−２
年未満

以下
5×10−１０ /
炉年以上

10−２ 年以上，
2×10−１ 未満

2×10−７ /炉
年未満
10−９ /炉年
以下
2×10−７ /炉

2×10−１ 年
以上年以下
10−８ /炉年
以下

組合せ
要否

考慮する
組合せ

−
−
○
−
− ※１

ＳＡ発生後
の最大荷重
＋Ｓ ｄ

ＳＡ荷重
Ⅴ(LL)
＋Ｓ Ｓ

○

※1：Ｓ Ｓ による評価に包含されるため“-”としている。

39-4-47

52

【RPV バウンダリ】
①ＳＡの
発生確率

②地震の
発生確率

③ＳＡの
継続時間

−４

Ss：5×10/年以下③
10−８ /炉Sd：10−２
/年以下
ＳＡ荷重
Ⅴ(S)

①×②×

年以下
10−２ 年未満

組合せ
要否−5×10−１
０

/炉年以

−

上
ＳＡ荷重
Ⅴ(L)

ＳＡ荷重
Ⅴ(LL)

10−４ /炉年

Sd：10−２/年以下
Ss：5×10−４/年以下
Sd：10−２/年以下
Ss：5×10−４/年以下

2×10−７ /10−２ 年以上，炉年未満
2×10−１ 年未10−９ /炉
満年以下
2×10−７ /2×10−１ 年以
上

考慮する
組合せ

炉年以下
10−８ /炉
年以下

○
−

ＳＡ荷重
Ⅴ(L)
＋Ｓ ｄ

ＳＡ荷重
Ⅴ(LL)
＋Ｓ Ｓ

− ※１
○

※1：Ｓ Ｓ による評価に包含されるため“-”としている。

39-4-4853

（補足１）ＳＡ施設に対する許容応力状態の考え方
1.

はじめにＳＡ施設の耐震設計として，設置許可基準規則では，「基準地震動による地震力に対して，重大事故に（至るおそれがある事故に）対処するために必要な機能が損なわれるおそれがないものであること」（第 39 条第 1 項第 1号，第 3 号）とされており，許容限界の設定に際しては，ＤＢ施設の機能維
持設計の解釈である第 4 条第 3 項に係る別記２の規定に準ずる。具体的な許容限界の設定は，JEAG4601 のＤＢ施設に対する規定内容を踏まえ，ＳＡ施設における荷重の組合せと許容限界の設定方針を定めた。
本資料では，ＤＢ施設を兼ねるＳＡ施設である原子炉格納容器を代表に，許容応力状態の考え方を示す。
2.

ＤＢ施設としての原子炉格納容器の考え方
ＤＢ施設の耐震設計として，設置許可基準規則では，弾性設計（第 4 条第1 項）と機能維持設計（第 4 条第 3 項）が求められている。それらの基本的な考え方は，別記２によると，以下のとおりである。
【地震力】
事故事象の発生確率，継続時間及び地震動の超過確率の関係を踏まえ，適切な地震力と組み合わせて考慮すること。
【許容限界】
弾性設計：局部的に弾性限界を超える場合を容認しつつも施設全体としておおむね弾性範囲に留まり得ること。
機能維持設計：塑性ひずみが生じる場合であっても，その量が小さなレベ
ルに留まって破断延性限界に十分な余裕を有し，その施設に要求される機能に影響を及ぼさないこと。
これらの弾性設計と機能維持設計の考え方の比較を補足第 1.1 図に示す。
39-4-49

54

JEAG4601 の許容応力状態の基本的な考え方を参考に，ＤＢ施設の各運転状
態と地震力との組合せに対する許容応力状態を，補足第 1.1 表に整理した。
運転状態Ⅰ〜Ⅲと弾性設計用地震動Ｓ ｄ の組合せに対しては，許容応力状態
Ⅲ AＳの許容限界が，又，運転状態Ⅰ〜Ⅲと基準地震動Ｓ Ｓ の組合せ及び運転状態Ⅳと弾性設計用地震動Ｓ ｄ の組合せに対しては，許容応力状態Ⅳ AＳの許容限界が適用される。
ここで，JEAG4601 において，ＥＣＣＳ等及び格納容器に属する機器は，本来運転状態Ⅳ（L）を設計条件としていることから，運転状態Ⅳ（L）と弾性
設計用地震動Ｓ ｄ の組合せに対して，許容応力状態Ⅲ AＳの許容限界を適用している。この考え方を反映し，ＤＢ施設の原子炉格納容器についての各運転状態と地震力との組合せに対する許容応力状態を補足第 1.2 表のとおり定めた。

39-4-5055

弾性設計の要求事項
機能維持設計の要求事項
基準等の要求事項
弾性設計

機能維持設計

第４条第１項
設計基準対象施設は，地震力に十分に耐えることができるものでなければならない。

第４条第３項
耐震重要施設は，基準地震動による地震力に対して安全機能が損なわれるおそれがないものでなければならない
第 39 条第 1 項第 1 号，第 3 号
基準地震動による地震力に対して重大事故に（至るおそれがある事故に）対処するために必要な機能が損なわれるおそれがないもであること

地震力（別記２）
Ｓ ｄ 又は静的地震力

地震力（別記２）
ＳＳ

事故事象の発生確率，継続時間及び地震動の超過確率の関係を踏まえ，適切な地震力と組合せて考慮すること。
許容限界
【別記２】
局部的に弾性限界を超える場合を容認にしつつも施設全体としておおむね弾性限界に留まり得ること

許容限界【別記２】
塑性ひずみが生じる場合であっても，その量が小さなレベルに留まって破断塑性限界に十分な余裕を有し，その施設に要求される機能に影響を及ぼさないこと【JEAG4601】
運転状態Ⅲに対する許容応力状態Ⅲ A を基本としてさらに地震荷重に対する特別の制限を加えた許容応力状態Ⅲ AS を限度とする。

【JEAG4601】
運転状態Ⅳに対する許容応力状態Ⅳ A を基本としてさらに地震荷重に対する特別の制限を加えた許容応力状態Ⅳ AS を限度とする。

運転状態の定義（JEAG4601）:下記に示すイメージ図参照
運転状態（長期）Ⅳ(L)：告示の運転状態Ⅳの状態のうち，長期間のものが作用している状態
運転状態（短期）Ⅳ(S)：告示の運転状態Ⅳの状態のうち，短期間のもの（JET，JET 反力，冷水注入による過渡現象等）が作用している状態

ＳＡ施設の耐震設計において，ＤＢ施設の耐震設計の考え方を準用する範囲

補足第 1.1 図

弾性設計と機能維持設計の考え方

39-4-51

56

補足第 1.1 表 許容応力区分（ＥＣＣＳ等以外）
地震動

−※

Ｓｄ

ＳＳ

Ⅰ

ⅠA

Ⅲ AS

Ⅳ AS

Ⅱ

ⅡA

Ⅲ AS

Ⅳ AS

Ⅲ

ⅢA

Ⅲ AS

Ⅳ AS

Ⅳ(L)

ⅣA

Ⅳ AS

−

Ⅳ(S)

ⅣA

−

−

運転状態

※ 本列には，強度評価で使用する許容応力状態を記載しているが，JEAG4601 に倣い，−と記載する。（以降の表も同様）
補足第 1.2 表 許容応力区分（ＥＣＣＳ等）
地震動

−

Ｓｄ

ＳＳ

Ⅰ

ⅠA

Ⅲ AS

Ⅳ AS

Ⅱ

ⅡA

Ⅲ AS

Ⅳ AS

Ⅲ

ⅢA

Ⅲ AS

Ⅳ AS

Ⅳ(L)

Ⅰ *A

Ⅲ AS

−

Ⅳ(S)

ⅣA

−※

−

運転状態

【JEAG4601】
ＥＣＣＳ等に属する機器は，本来運転状態Ⅳ（L）を設計条件としている。すなわち当該設備においては，この状態が運転状態Ⅰに相当するので，許容応力状態Ⅰ *A とした。

※格納容器は，ＬＯＣＡ後の最終障壁となることから，構造全体としての安全裕度を確認する意味でＬＯＣＡ後の最大内圧とＳ ｄ 地震動（又は静的地震力）との組合せを考慮する。この場合の評価は，許容応力状態Ⅳ AS の許容限界を用いて行う。

39-4-5257

3.

ＳＡ施設としての格納容器の考え方
ＳＡ施設の耐震設計として，設置許可基準規則では，「基準地震動による地震力に対して重大事故に（至るおそれがある事故に）対処するために必要な機能が損なわれるおそれがないものであること」（第 39 条第 1 項第 1 号，第 3 号）とされており，以下のとおり，機能維持設計の解釈である第 4 条第3 項に係る別記２の規定に準ずる。
【地震力】
事故事象の発生確率，継続時間及び地震動の超過確率の関係を踏まえ，適切な地震力と組み合わせて考慮すること【許容限界】
塑性ひずみが生じる場合であっても，その量が小さなレベルに留まって破断
延性限界に十分な余裕を有し，その施設に要求される機能に影響を及ぼさないこと

ＤＢ施設の考え方のうち，ＳＡ施設の機能維持設計で準ずる範囲を補足第1.1 図に破線で示す。これらを基に，以下のとおり，ＳＡ施設としての原子炉格納容器の地震力及び許容限界を検討した。
【地震力】
事故発生時を基点として，10−２ 年までの期間を短期（運転状態Ⅴ(S)），10 −２
から 2×10 −２ 年を長期(L)（運転状態Ⅴ(L)），2×10 −１ 年以降を長期(LL)（運転状態Ⅴ(LL)）と定義し，頻度概念を適用して各運転状態と組合せる適切な地
震力を検討した。この検討に際し，ＳＡ施設としての重要性を鑑み安全裕度を確保するために，頻度が保守的に算出されるよう各パラメータの設定に当たり，以下の事項を考慮した。
①ＳＡの発生確率は，個別プラントの炉心損傷頻度（ＣＤＦ）を用いず，
39-4-53

58

ＣＤＦの性能目標値である 10−４ ／炉年を適用している。
②地震ハザード解析結果から得られる超過確率を参照し，地震動の超過確率は JEAG4601・補-1984 に記載の発生確率を用いた。

その結果，運転状態Ⅴ(L)と組み合わせる地震力として，弾性設計用地震動Ｓ ｄ による地震力，運転状態Ⅴ(LL)と組み合わせる地震力として，基準地
震動Ｓ Ｓ による地震力を選定した。（補足第 1.3 表参照）

補足第 1.3 表

原子炉格納容器のＳＡと地震の組合せの検討結果

運転

①ＳＡの

②事象の継続時

状態

発生確率

間

地震動の
超過確率

④

①から③
の積

Ｓ Ｓ ：5×10−４ ／年未満

10−９ ／炉年未満

Ｓ ｄ ：10−２ ／年未満

10−８ ／炉年未満

Ｓ Ｓ ：5×10−４ ／年未満

10−８ ／炉年未満

Sd：10−２ ／年未満

10−６ ／炉年未満

Ｓ Ｓ ：5×10−４ ／年以上

10−８ ／炉年以上

Ｓ ｄ ：10−２ ／年以上

10−６ ／炉年以上

0 年〜10−２ 年

Ⅴ(S)

Ⅴ(L)

③

1.0×10

Ⅴ(LL)

−４

／炉年

10

−２

〜2×10

2×10

−１

−１

年

年以降

【許容限界】
設計条件を超える運転状態Ⅴの許容応力状態としてⅤ A を定義し，さらに地震との組合せにおいては，許容応力状態Ⅴ AS を定義した。
新たに定義する許容応力状態Ⅴ AS は，ＳＡに対処するために必要な機能が損なわれない許容限界であり，前述の保守的な考慮により設定された運転状態Ⅴ(L)とＳ ｄ による地震力との組み合わせに対して，東海第二発電所では，機能維持設計の許容限界として適用実績のある許容応力状態Ⅳ AS と同じ許容限界を設定する。
上記の基本的な考え方に基づき検討すると，補足第 1.4 表に整理される。
39-4-5459

加えて，東海第二発電所では，ＤＢＡの状態である運転状態ⅠからⅣは，Ｄ
Ｂ施設と同様の許容応力状態とし，各運転状態と地震力の組合せに対する許容応力状態を補足第 1.5 表のとおり設定した。

補足第 1.4 表

機能維持設計の考え方を適用した場合の格納容器の許容応力区

分
地震動

−

Ｓｄ

ＳＳ

Ⅰ
Ⅱ
Ⅲ
Ⅳ(L)
Ⅳ(S)
Ⅴ(LL)

ⅠA
ⅡA
ⅢA
I*A
ⅣA
ⅤA

−
−
−
Ⅳ AS
−
−

Ⅴ(L)

ⅤA

Ⅴ(S)

ⅤA

Ⅴ AS
(Ⅳ AS)
−

Ⅳ AS
Ⅳ AS
Ⅳ AS
−
−
Ⅴ AS
(Ⅳ AS)−

運転状態−

事故事象の発生確率，継続時間及び地震動の超過確率の関係を踏まえ，適切な地震力と組み合わせて考慮すること。
塑性ひずみが生じる場合であっても，その量が小さなレベルに留まって
破断延性限界に十分な余裕を有し，その施設に要求される機能に影響を及ぼさないこと。

39-4-5560

補足第 1.5 表

ＤＢ施設の許容応力状態に配慮した場合の格納容器の許容応力

区分
地震動

−※

Ｓｄ

ＳＳ

Ⅰ
Ⅱ
Ⅲ
Ⅳ(L)
Ⅳ(S)
Ⅴ(LL)

ⅠA
ⅡA
ⅢA
I*A
ⅣA
ⅤA

−
−
−
Ⅲ AS
−
−

Ⅴ(L)

ⅤA

Ⅴ(S)

ⅤA

Ⅴ AS
(Ⅳ AS)
−

Ⅳ AS
Ⅳ AS
Ⅳ AS
−
−
Ⅴ AS
(Ⅳ AS)−

運転状態−【東海第二発電所の方針】
ＤＢＡの状態である運転状態ⅠからⅣは，ＤＢ施設と同様の許容応力状態とする。

4.

ＳＡ施設とＤＢ施設の荷重条件に対する許容応力状態の比較
補足第 1.6 表に今回のＳＡ施設とＤＢ施設の荷重条件に対する許容応力状

態を比較する。今回のＳＡ施設の荷重条件は，ＤＢ施設として規格基準上求められる設計条件を上回るものとなっている。

39-4-56

61

補足第 1.6 表ＳＡ施設とＤＢ施設の荷重条件に対する格納容器の許容応力

状態の比較
許容応力
状態

Ⅰ

ⅠA

Ⅱ

ⅡA

Ⅲ

ⅢA
ⅣA
ＥＣＣＳ等:Ⅰ
*A

ＬＯＣＡ後

Ⅳ(S)

ⅣA

約 0.250 ※１

Ⅴ(LL)

ⅤA

Ⅴ(L)
Ⅴ(S)

Ⅳ(L)

ＤＢ施設

圧力条件

運転
状態

ＳＡ施設

[MPa（gage）]

Ｓｄ

ＳＳ

Ｓｄ

ＳＳ

②Ⅳ AS
②Ⅳ AS
②Ⅳ AS

−

通常運転圧力

①Ⅲ AS
①Ⅲ AS
①Ⅲ AS

−

②Ⅳ AS
②Ⅳ AS
②Ⅳ AS

③ Ⅲ AS

−

③Ⅲ AS

−

④Ⅳ AS※４−−−

約 0.098 ※２−

Ⅴ AS※５

ⅤA

約 0.304 ※３

Ⅴ AS※５−

ⅤA

約 0.62−−10−１ 年後−※1：運転時の異常な過渡変化又は設計基準事故のうち，格納容器圧力が最も高くなる「原子炉冷却材喪失」の評価結果※2：重大事故に至るおそれのある事故又は重大事故のうち，「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用する場合）」における事故発
生から 2×10−１ 年後の圧力※3：重大事故に至るおそれのある事故又は重大事故のうち，「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用する場合）」の事故発生から10−２ 年後の圧力※4：構造体全体としての安全裕度を確認する意味で LOCA 後の最大内圧とＳ ｄ （又は静的地震力）との組合せを考慮する。
※5：Ⅴ AS の許容限界は，東海第二発電所は，Ⅳ AS と同じものを適用する。

39-4-5762

（ 補 足 2） 事 象 発 生 確 率 の 考 え 方
日本及び米国では性能目標として，炉心損傷頻度（ＣＤＦ）であれ
ば 10 − ４ ／ 炉 年 ， 格 納 容 器 機 能 喪 失 頻 度 （ Ｃ Ｆ Ｆ ） で あ れ ば 10 − ５ ／ 炉年程度とされている。
Ｄ Ｂ 施 設 の 耐 震 設 計 の 際 の ス ク リ ー ニ ン グ 基 準 で あ る 10 − ７ ／ 炉 年という値は，ＣＤＦやＣＦＦの性能目標と比較すると，事象の発生確率として一般的に十分に低いと見なされている値である。（補足第2.1 表 参 照 ）米国標準審査指針においても，重大な核分裂生成物の放出に至る事
故を生じさせる可能性のある事象に関する十分低い確率として許容しう る 基 準 と し て ， 10 − ７ ／ 年 と い う 値 が 用 い ら れ て い る 。 ま た ， 航 空
機 落 下 に 関 し て も 10 − ７ ／ 年 と い う 値 が 用 い ら れ て い る 。 本 補 足 で は ，Ｄ Ｂ 施 設 の 耐 震 設 計 の 際 の ス ク リ ー ニ ン グ 基 準 で あ る 10 − ７ ／ 炉 年 を踏まえ，ＳＡ施設の耐震設計に用いるスクリーニングの目安を検討する。

39-4-5863

補 足 第 2.1 表
安全目標

日本，米国の安全目標と地震との組合せ条件

米国（ＮＲＣ）
安 全 目 標 10− ６ ／ 炉 年【性能目標】
10− ４ ／ 炉 年 (CDF)
10− ５ ／ 炉 年 (LERF)(Regulatory Guide 1.174 Rev.1,
2002)【 参 考 】 IAEA の 安 全 目 標○既存の原子力発電所について
重 大 な 炉 心 損 傷 ＜ 約 10− ４ ／ 炉 年
大 規 模 放 出 頻 度 ＜ 約 10− ５ ／ 炉 年○将来の原子力発電所について
重 大 な 炉 心 損 傷 ＜ 約 10− ５ ／ 炉 年
大 規 模 放 出 頻 度 ＜ 約 10− ６ ／ 炉 年（ 75-INＳ Ａ G-3 Rev.1 INSAG-12）

地 震 と の組合せ

地震との組合せを考慮する。
具体的な記載はなし。
（ 10CFR50 付 則 A 「 一 般 設 計 指 針（ GDC） ）（ 参 考 ）
航 空 機 落下 の 判 断基準

10− ７ ／ 年
（ SRP3.5.1.6 AIRCRAFT HAZARDS）【参考】
10CFR100（ 立 地 基 準 ） に お け る オ フ
サイト・ハザード（ 重 大 な FP の 放 出 に 至 る 事 故 を 生じさせる可能性のある事象）に関する十分低い確率として容認しうる基準として，正確に確率を推定するのが 難 し い 場 合 は ， 10 − ７ ／ 年 と し て
いる。
（ SRP
2.2.3
EVALUATIONOFPOTENTIAL ACCIDENTS）

日本
10− ６ ／ 炉 年【性能目標】
10− ４ ／ 炉 年 (CDF)
10− ５ ／ 炉 年 (CFF-1)
10 − ６ ／ 炉 年 (CFF-2)(100TBq の 管 理
目標（環境への影響の視点））（ 第 2 回 原 子 力 規 制 委 員 会 （ 平 成 25
年 4 月 10 日 ） 資 料 5）
（第 2 回原子力規制委員会での議論）○ 平 成 18 年 ま で に 旧 原 子 力 安 全 委
員会安全目標専門部会において詳細な検討が行われており，この検討結
果は原子力規制委員会が安全目標を議論する上で十分に議論の基礎となるものと考えられる。
（安全目標に関する調査審議状況の中 間 と り ま と め 平 成 15 年 12 月 ）（発電用軽水型原子炉施設の性能目
標 に つ い て 平 成 18 年 3 月 ）○東京電力福島第一原子力発電所事
故を踏まえ，放射性物質による環境への汚染の視点も安全目標の中に取り込み，万一の事故の場合でも環境への影響をできるだけ小さくとどめる必要がある。具体的には，世界各国の例も参考に，発電用原子炉につい て は ， 事 故 時 の Cs137 の 放 出 量 が100TBq を 超 え る よ う な 事 故 の 発 生
頻 度 は ， 100 万 年 に 1 回 程 度 を 超 えないように抑制されるべきである（テロ等によるものを除く）こと
を，追加すべきである。
（設置許可基準規則の解釈別記２（＝ＤＢ施設に対する規定））
発生確率，継続時間，地震動の超過確率を踏まえて，適切な地震力と組合せる。
（ JEAG4601（ ＝ Ｄ Ｂ 施 設 に 対 す る 規
定））10 − ７ ／ 炉 年 以 下 の 発 生 確 率 は 考 慮しない。
10− ７ ／ 年
実用発電用原子炉施設への航空機落下確率の評価基準について」（平成
２１・０６・２５原院第１号。平成
２１年６月３０日原子力安全・保安院制定））

39-4-5964

1.

確率論的リスク評価における「影響」について
原子力施設の安全性を議論する際の「リスク」とは，施設周辺の

人々の健康や社会，環境に影響を及ぼす潜在的危険性，例えば，炉心が損傷し，放射性物質が放出され，人々等に被害をもたらす場合の発生確率と被害の大きさの積のことをいう。
リスクの定量的評価の技術である確率論的リスク評価（ＰＲＡ）
における「影響」とは，健康や社会，環境への被害である。その被害には，プラント安全の脅威となる炉心損傷や格納容器機能喪失を含んでいる。
ＰＲＡでは炉心損傷頻度（ＣＤＦ）や格納容器機能喪失頻度（ＣＦＦ）を指標としているが，これらの指標は炉心損傷や格納容器機
能喪失という「影響」が発生する頻度の合計を示すものである。
原子炉施設の有するリスクが安全目標に適合していることの判断の目安となる性能目標は次のとおりとされている。

安全目標に適合していることの判断の目安となる性能目標
炉 心 損 傷 頻 度 （ Ｃ Ｄ Ｆ ） ： 10 − ４ ／ 炉 年 以 下格 納 容 器 機 能 喪 失 頻 度 （ Ｃ Ｆ Ｆ ） ： 10 − ５ ／ 炉 年 以 下

したがって，性能目標には「影響」が考慮されている。

原子力安全委員会の安全目標専門部会
安全目標案として，「原子力施設の事故に起因する放射線
被ばくによる，施設の敷地境界付近の公衆の個人の平均急39-4-6065

性死亡リスクは，年あたり百万分の１程度を超えないように抑制されるべきである。また，原子力施設の事故に起因する放射線被ばくによって生じ得るがんによる，施設からある範囲の距離にある公衆の個人の平均死亡リスクは，年あたり百万分の１程度を超えないように抑制されるべきであ る 。 」 （ 平 成 15 年 12 月 の 中 間 と り ま と め ）発電用軽水型原子力炉施設を対象として，施設の有するリ
スクが安全目標案に適合していることの判断の目安となる
性能目標として，「１基あたりの炉心損傷頻度は年あたり
１万分の１程度以下，１基あたりの格納容器機能喪失頻度は年あたり１０万分の１程度以下とし，両方が同時に満足
さ れ る こ と 」 （ 平 成 18 年 3 月 報 告 書 ）2.

スクリーニング基準の設定の考え方
補 足 第 2.2 表 に 示 す と お り ， 炉 心 損 傷 頻 度 （ Ｃ Ｄ Ｆ ） の ス ク リ ーニング基準（頻度への影響度を勘案し，考慮する必要がないと判断で き る し き い 値 ） と し て ， 目 標 値 で あ る 10 − ４ ／ 炉 年 に 対 し て 2 桁
低 い 10 − ６ ／ 炉 年 が 用 い ら れ て い る 事 例 が あ る 。 ま た ， 格 納 容 器 機
能喪失頻度（ＣＦＦ）のスクリーニング基準として，目標値である
10 − ５ ／ 炉 年 に 対 し て 2 桁 低 い 10 − ７ ／ 炉 年 が 用 い ら れ て い る 事 例 があ る 。 こ れ ら は ， 目 標 値 に 対 す る 相 対 割 合 と し て 1％ を 下 回 る 頻 度の事象については目標に対して有意な影響がないとみなしていると考えられる。

39-4-6166

補 足 第 2.2 表
項目

目標値とスクリーニング基準

目標値※１

スクリーニ

スクリーニング基準をング基準定めている事例※２
・原子力学会標準「外部ハザードに対するリスク評

炉心損傷頻度
（ＣＤＦ）

10

−４

2 桁減

（／炉年）

10

−６

（／炉年）

価方法の選定に関する実施基準」
・ 米 国 ASME /ANS RA-S a2009
・ 米 国 SRP3 .5.1. 6（ 航 空 機

格納容器機能喪失

10 − ５頻度（ＣＦＦ）

（／炉年）

2 桁減

10 − ７（／炉年）

落下）
・航空機落下確率評価基準（ 平 成 21 年 6 月 30 日
原子力安全・保安院）※１：原子力安全委員会「発電用軽水型原子炉施設の性能目標について」より※ ２ ： 【 参 考 1】 を 参 照

3.

スクリーニング基準設定の体系的整理① 炉 心 を 守 る 施 設 の 設 計 に 際 し て ， ス ク リ ー ニ ン グ 基 準 と し て 10 −６

／ 炉 年 （ 性 能 目 標 10 − ４ × 10 − ２ ） を 適 用 す る こ と は 妥 当 で あ り ，また，格納容器を守る施設の設計に際して，スクリーニング基準と し て 10 − ７ ／ 炉 年 （ 性 能 目 標 10 − ５ × 10 − ２ ） を 適 用 す る こ と は 妥
当 と 考 え る 。 （ 補 足 第 2.1 図 参 照 ）②「炉心を守る」という観点からは，設備による違いがあるものでは な く ， い ず れ も ス ク リ ー ニ ン グ 基 準 と し て 10 − ６ ／ 炉 年 を 適 用
することが妥当と考える。また，同様に，「格納容器を守る」という観点からも設備による違いではなく，目的に応じたスクリー
ニ ン グ 基 準 と し て 10 − ７ ／ 炉 年 を 適 用 す る こ と は 妥 当 と 考 え る 。
（ 補 足 第 2.1 図 参 照 ）39-4-62

67

性能目標
（／炉年）
ＣＤＦ

10 −４

スクリーニング
基準値（／炉年）②

炉心を守る施設

ＣＦＦ

10−５

ＤＢ施設
ＳＡ施設
ＣＤＦ性能目標に対して2桁低い値

②

格納容器を
守る施設
ＤＢ施設
ＳＡ施設
格納容器

補 足 第 2.1 図

4.

炉心損傷を発生させ得る ①ものとして設計上考慮すべき事象や状態のスク
リーニング基準

10−６

ＣＦＦ性能目標に対して2桁低い値

格納容器破損を発生させ ①得るものとして設計上考慮すべき事象や状態のス
クリーニング基準

10−７

スクリーニング基準設定の体系的整理の概念図

ス ク リ ー ニ ン グ 基 準 設 定 の 体 系 的 整 理 と JEAG4601 と の 関 係③ Ｄ Ｂ 施 設 に 対 す る 基 準 で あ る JEAG4601 に お い て ， 炉 心 を 守 る 施
設と格納容器を守る施設の両方に対してスクリーニング基準として 10 − ７ ／ 炉 年 が 採 用 さ れ て い る こ と は ， 「 3.

スクリーニング

基 準 設 定 の 体 系 的 整 理 」 を 踏 ま え る と ， 10 − ７ ／ 炉 年 は 格 納 容 器を守る施設の基準に相当し，炉心を守る施設に対して 1 桁の保守
性 を 有 し て い る 。 （ 補 足 第 2.2 図 参 照 ）東海第二発電所における荷重の組合せの検討においては，ＳＡ施設 と し て の 重 要 性 に 鑑 み ， JEAG4601 に 規 定 さ れ て い る Ｄ Ｂ 施 設 の 設
計 の 際 の ス ク リ ー ニ ン グ 基 準 で あ る 10 − ７ ／ 炉 年 に 1 桁 の 保 守 性 を
見 込 ん だ 10 − ８ ／ 炉 年 を ， Ｓ Ａ 施 設 共 通 の ス ク リ ー ニ ン グ の 目 安 とする。
39-4-6368

性能目標（／炉年）

ＣＤＦ

10−４

スクリーニング基準値（／炉年）
炉心を守る施設

ＣＦＦ

10−５

ＤＢ施設
ＳＡ施設
ＣＤＦ性能目標に対して2桁低い値

格納容器を
守る施設
ＤＢ施設
ＳＡ施設
格納容器

炉心損傷を発生させ得るもの
として設計上考慮すべき事象
や状態のスクリーニング基準

1桁の保守性③

ＣＦＦ性能目標に対して2桁低い値

格納容器破損を発生させ得るものとして設計上考慮すべき事象や状態のス
クリーニング基準

補 足 第 2.2 図

10−６

10−７

JEAG4601（ＤＢ設備規定）
スクリーニング
基準値

スクリーニング基準設定の体系的整理とJEAG4601 と の 関 係 の 概 念 図

39-4-6469

【参考１】スクリーニング基準を定めている事例について
文献等

スクリーニング基準に係る記載内容
AESJ-SC-・ “ ハ ザ ー ド 発 生 頻 度 分 析 ” ， “ 決 定 論 的 な CDF

RK008 ： 2014 「 外 部 ハ ザ ー ド評価”のいずれかの評価での判断基準値発生頻に対するリスク評価方法の度 で 10− ６ ／ 年 と 置 く こ と が 考 え ら れ る 。

・日本原子力学会選定に関する実施基準」

・米国

ASME/ANS

RA-Sa-2009

・外部ハザードのスクリーニングアウトに関し「 Addenda to ASME/ANS RA-て，バウンディング解析若しくは保守的である

S-2008 Standard for Levelと論証可能な解析に対して，以下の 3 項目のう1/Largeち 1 項目のスクリーニング基準が，容認可能な

Early

Frequency
Risk
Nuclear

ReleaseProbabilistic

基準となる。

Assessmentfor（ 基 準 A） 当 該 ハ ザ ー ド が ， 現 在 の 設 計 基 準 に お

Power

Plant

いて炉心損傷事象を引き起こす可能性がな

Applications」

い。
（ 基 準 B） 現 在 の 設 計 基 準 に お い て ， 当 該 ハ ザ ー
ド の 平 均 発 生 頻 度 が 10− ５ ／ ry よ り 小 さ い ，
ま た ， 条 件 付 き 炉 心 損 傷 確 率 （ CCDP） が 0.1より小さいと評価される。
（ 基 準 C） バ ウ ン デ ィ ン グ 解 析 ， あ る い は 保 守 的であると論証可能な解析によって計算された
炉 心 損 傷 頻 度 （ CDF） の 平 均 発 生 頻 度 が 10− ６／ ry よ り 小 さ い 。

・ 米 国 SRP3.5.1.6 （ 航 空 機 落下）

・放射線影響が公衆の被ばく線量に関するガイド
ラインの判断基準を超える原子炉施設への航空機 落 下 事 故 の 発 生 確 率 が 10− ７ ／ 炉 年 以 下 と なること。

・ 航 空 機 落 下 確 率 評 価 基 準（ 平 成 21 年 6 月 30 日
力安全・保安院）

原子

・標準的な評価手法に基づき，原子炉施設への航空機が落下する確率を評価し，それらの評価結
果 の 総 和 が 10− ７ ／ 炉 年 を 超 え な い こ と 。
・立地点における状況を現実的に考慮した評価を行い，その妥当性を確認した上で，航空機落下の 発 生 確 率 の 総 和 が 10− ７ ／ 炉 年 を 超 え な い こと。

39-4-6570

（ 補 足 3） 「 地 震 の 従 属 事 象 」 と 「 地 震 の 独 立 事 象 」 に つ い て
運転状態Ⅴが地震によって引き起こされるおそれがある事象であるかについては，ＤＢ施設の耐震設計の考え方に基づく。なお，確率論的な考察も考慮する。

１．「地震の従属事象」と「地震の独立事象」についての当社の定義判断に当たり，ＳＡ施設の評価における「地震の従属事象」，「地震の独立事象」について当社の定義を示す。この定義はＤＢ施設に対して従前より適用してきた考え方に基づくものであり，
JEAG4601 の 規 定 と も 整 合 し た も の と な っ て い る 。
(1) 地 震 の 従 属 事 象
設置許可基準規則の解釈別記２における「地震によって引き起こされる事象（地震の従属事象）」の当社の定義は以下のとおり。
・ある地震力を想定して，その地震力未満で設計された設備が，その地震力を上回る地震が発生した際に確定論的に設備が損傷すると仮定した場合に発生する事象(2) 地 震 の 独 立 事 象
設置許可基準規則の解釈別記２における「地震によって引き起
こされるおそれのない事象（地震の独立事象）」の当社の定義は以下のとおり。
・上記のような確定論的な評価では引き起こされるおそれのない事象

な お ， JEAG4601 に お い て は ， 地 震 の 従 属 事 象 は 地 震 と の 組 合 せ を実施し，地震の独立事象については，事象の発生頻度，継続時間，
39-4-6671

地 震 の 発 生 確 率 を 踏 ま え ， 10 − ７ 回 ／ 炉 年 を 超 え る 事 象 は 組 合 せ を 実施している。

２．ＤＢ施設の耐震設計の考え方等に基づく判断
耐震Ｓクラス施設はＳＳによる地震力に対して，その安全機能が損なわれるおそれのないよう設計されている。この安全機能に係る設計は，耐震Ｓクラス施設自体が，ＳＳによる地震力に対して，損傷しないよう設計するだけでなく，下位クラスに属するものの波及的影響等に対しても，その安全機能を損なわないよう設計することも 含 ま れ る 。 （ 補 足 第 3.1 表 ）耐震Ｓクラス施設が健全であれば，炉心損傷防止に係る重大事故等対策の有効性評価において想定した全ての事故シーケンスに対し，ＳＳ相当の地震により，起因事象が発生したとしても緩和設備が機能し，ＤＢ設計の範囲で事象を収束させることができることを確認し た 。 （ 補 足 第 3.2 表 ）したがって，ＳＡ施設に対する耐震設計における荷重の組合せの検討としては，ＳＳ相当の地震に対して，運転状態Ⅴは地震によって引き起こされるおそれのない「地震の独立事象」として扱い，運転状態Ⅴの運転状態と地震力とを適切に組み合わせる。

39-4-6772

補 足 第 3.1 表

耐震Ｓクラスの設計

地震の影響が考えられる事象

耐震性の担保基準地震動による地震力に対して耐震重要施設自体の損傷安全機能が損なわれるおそれがな
いよう設計する。（４条）
耐震重要施設が，下位クラスに属

下位クラスの損傷の影響によするものの波及的影響によって，る耐震重要施設の損傷

その安全機能損なわないように設計する。（４条）
安全施設は，発電用原子炉施設内

溢水によるにおける溢水が発生した場合にお耐震重要施設の損傷いても安全機能を損なわないよう設計する。（９条）
設計基準対象施設は，基準津波に

地震随伴
津波による

対して安全機能が損なわれるおそ耐震重要施設の損傷れがないように設計する。（５

事象条）
設計基準対象施設は，火災により火災による発電用原子炉施設の安全性が損な
耐震重要施設の損傷
われないよう設計する。（８条）

39-4-6873

補 足 第 3.2 表
類型化
グループ
1

高 圧 ・ 低圧 注 水 機能喪失

地 震 の 従 属 事 象 と し て の 適 用 性 に つ い て （ 1／ 4）

事故シーケンス

事象

過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗

過渡事象

高 圧 炉 心冷却失敗

低 圧 炉 心冷却失敗

過渡事象＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗

高 圧 注
水 ・ 減 圧機能喪失

過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋手動減圧失敗

DB 上 の 地 震 の 従 属 事
Ｓｓ耐震 象としての適
性
用の有無

−※１

−

HPCS 配 管
HPCS ポ ン プ
HPCS ポ ン プ 室 空
調機
スパージャ
HPCS 弁
RHR 配 管RHR ポ ン プ
RHR 熱 交 換 器
RHR ポ ン プ 室 空
調機
RHR 弁

○
○
○
○
○
○
○
○

△

逃 が し 安全 弁 再 閉鎖失敗
高 圧 炉 心冷却失敗

手 動 減 圧
失敗

運転
状態
Ⅱ

×

○
○

−※１

−

△

SRV(18 弁 )○×

HPCS 配 管
HPCS ポ ン プ
HPCS ポ ン プ 室 空
調機
スパージャ
HPCS 弁
RHR 配 管RHR ポ ン プ
RHR 熱 交 換 器
RHR ポ ン プ 室 空
調機
RHR 弁

○
○
○
○
○
○
○
○

運転
状態
Ⅱ

×

×

○
○

過渡事象

高 圧 炉 心
冷却失敗

備考

×

過渡事象

低 圧 炉 心
冷却失敗

2

対象機器

−※１

−

HPCS 配 管
HPCS ポ ン プ
HPCS ポ ン プ 室 空
調機
スパージャ
HPCS 弁
SRV（ 18 弁 ）SRV 用 ア キ ュ ム
レータ
高圧窒素ガス供
給系配管

○
○
○

△

運転
状態
Ⅱ

×

○
○
○
○

×

○

39-4-6974

補 足 第 3.2 表
類型化
グループ
3

全 交 流 動力 電 源 喪失地 震 の 従 属 事 象 と し て の 適 用 性 に つ い て （ 2／ 4）

事故シーケンス

事象

外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋ＨＰＣＳ失敗（ＲＣＩＣ成功）

外 部 電 源喪失
ＤＧ失敗

Ｈ Ｐ Ｃ Ｓ
失 敗 （ ＲＣ Ｉ Ｃ 成功）

外部電源喪失＋直流電源失敗＋高圧炉心冷却失敗

外 部 電 源喪失
直 流 電 源失敗

高 圧 炉 心冷却失敗

対象機器
外部電源設備全
般6.9kVM/C
480VP/C 用 動 力
変圧器
480VP/C
480V MCC
非 常 用 DG
燃料デイタンク
DG 始 動 用 空 気 だめ
DG 室 送 風 機
燃料移送ポンプ
燃料移送配管
燃料移送配管ト
レンチ
軽油貯蔵タンク
HPCS 配 管
HPCS ポ ン プ
HPCS ポ ン プ 室 空
調機
スパージャ
HPCS 弁外部電源設備全般
直 流 125V 蓄 電
池
直 流 125V 充 電器盤
直 流 125V 主 母
線盤
ケーブルトレイ
電線管
HPCS 配 管
HPCS ポ ン プ
HPCS ポ ン プ 室 空
調機
スパージャ
HPCS 弁DB 上 の 地 震 の 従 属 事
Ｓｓ耐震 象としての適
性
用の有無
×

△

備考
運転
状態
Ⅱ

○
○
○
○
○
○
○

×

○
○
○
○
○
○
○
○

×

○
○
×

△

運転
状態
Ⅱ

○
○
×
○
○
○
○
○
○

×

○
○

39-4-7075

補 足 第 3.2 表
類型化
グループ
3

全 交 流 動力 電 源 喪失地 震 の 従 属 事 象 と し て の 適 用 性 に つ い て （ 3／ 4）

事故シーケンス

事象

外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋
逃がし安全弁
再閉鎖失敗＋
高圧炉心冷却失敗

外 部 電 源喪失
ＤＧ失敗

逃 が し 安全 弁 再 閉鎖失敗
高 圧 炉 心冷却失敗

外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋
高圧炉心冷却失敗

外 部 電 源喪失
ＤＧ失敗

高 圧 炉 心冷却失敗

対象機器
外部電源設備全
般6.9kVM/C
480VP/C 用 動 力
変圧器
480VP/C
480V MCC
非 常 用 DG
燃料デイタンク
DG 始 動 用 空 気 だめ
DG 室 送 風 機
燃料移送ポンプ
燃料移送配管
燃料移送配管ト
レンチ
軽油貯蔵タンク

DB 上 の 地 震 の 従 属 事
Ｓｓ耐震 象としての適
性
用の有無
×

運転
状態
Ⅱ

○
○
○
○
○
○
○

×

○
○
○
○
○

SRV(18 弁 )○HPCS 配 管
HPCS ポ ン プ
HPCS ポ ン プ 室 空
調機
スパージャ
HPCS 弁○○○外部電源設備全
般×

6.9kVM/C
480VP/C 用 動 力
変圧器
480VP/C
480V MCC
非 常 用 DG
燃料デイタンク
DG 始 動 用 空 気 だめ
DG 室 送 風 機
燃料移送ポンプ
燃料移送配管
燃料移送配管ト
レンチ
軽油貯蔵タンク
HPCS 配 管
HPCS ポ ン プ
HPCS ポ ン プ 室 空
調機
スパージャ
HPCS 弁

△

備考

×

×

○
○
△

運転
状態
Ⅱ

○
○
○
○
○
○
○

×

○
○
○
○
○
○
○
○

×

○
○

39-4-7176

補 足 第 3.2 表
類型化
グループ
4

崩 壊 熱 除去 機 能 喪失地 震 の 従 属 事 象 と し て の 適 用 性 に つ い て （ 4／ 4）

事故シーケンス

事象

過渡事象＋Ｒ
ＨＲ失敗

過渡事象

Ｒ Ｈ Ｒ 失敗

過渡事象＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋Ｒ
ＨＲ失敗

5

原 子 炉 停止 機 能 喪失過渡事象＋原
子炉停止失敗7

8

Ｌ Ｏ Ｃ Ａ時 注 水 機能喪失
格 納 容 器バ イ パ ス（ イ ン ター フ ェ イス シ ス テム Ｌ Ｏ ＣＡ）
津 波 浸 水に よ る 注
水 機 能 喪失※１

DB 上 の 地 震 の 従 属 事
Ｓｓ耐震 象としての適
性
用の有無

−※１

−

RHR 配 管RHR ポ ン プ
RHR 熱 交 換 器
RHR ポ ン プ 室 空
調機
RHR 弁

○
○
○

○

−※１

−

△

SRV(18 弁 )○×

RHR 配 管RHR ポ ン プ
RHR 熱 交 換 器
RHR ポ ン プ 室 空
調機
RHR 弁

○
○
○

○

−※１

−

炉心シュラウドシュラウドサポ
ート
炉心支持板
上部格子板
制御棒案内管
燃料支持金具
燃料集合体
水圧制御ユニッ
ト
スクラム弁

○

△

逃 が し 安全 弁 再 閉鎖失敗
Ｒ Ｈ Ｒ 失
敗

備考
運転
状態
Ⅱ

×

○

過渡事象

運転
状態
Ⅱ

×

○

過渡事象

原 子 炉 停
止失敗

6

対象機器

△

運転
状態
Ⅱ

○
○
○
○
○
○

×

○
○

−

−

−

「地震加速度大」信号によるスクラムを想定【凡例】
ＤＢ上のＳＳ耐震性
○：有

×： 無

39-4-7277

地震の従属事象としての適用の有無○：地震の従属事象であり，地震と組合せ評価が必要なもの。
△：地震の従属事象であるが，他の事象で代表され地震と組合せ
評価が不要なもの。
×： 地 震 の 従 属 事 象 で な い も の

39-4-7378

３．確率論的な考察
２．のとおり，ＳＡ施設の耐震設計の荷重の組合せにおいて，確定論の観点から運転状態Ｖは地震の独立事象として取り扱うこととしている。
このことについて，参考のため確率論的な観点から考察すると，
Ｓ Ｓ 相 当 （ 1.03G ） ま で の 地 震 力 に よ り 炉 心 損 傷 に 至 る 事 故 シ ー ケ ンスについて，緩和設備のランダム故障を除いた※１炉心損傷頻度（ＣＤＦ）であって，ＳＡ施設による対策の有効性の評価がＤＢ条件を超えるものの累積値は，一部のＳＡ施設を考慮した場合のＰＲＡを実 施 し た 結 果 ， 約 3.7×10 − ７ ／ 炉 年 と な っ た 。
※１

地震損傷とランダム故障の組合せによる炉心損傷シナリ
オについては，保守的に除かないものとした。

39-4-7479

補 足 第 3.3 表

ＤＢ条件を超える事故シーケンスに対するＣＤＦ

事故シーケンスグループ
高圧・低圧注水機能喪失

全交流動力電源喪失

崩壊熱除去機能喪失

ＤＢ条件を超える事故シーケンス
過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷
却失敗
過渡事象＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋高圧
炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗
外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋ＨＰＣＳ失敗（ＲＣＩＣ成功）
外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋高圧炉心冷却失
敗
外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再
閉鎖失敗＋高圧炉心冷却失敗
外部電源喪失＋直流電源失敗＋高圧炉心冷
却失敗
過渡事象＋ＲＨＲ失敗
過渡事象＋逃がし安全弁再閉鎖失敗＋ＲＨ
Ｒ失敗
外部電源喪失＋ＤＧ失敗（ＨＰＣＳ成功）
外部電源喪失＋ＤＧ失敗＋逃がし安全弁再閉鎖失敗（ＨＰＣＳ成功）
外部電源喪失＋直流電源失敗（ＨＰＣＳ成功）
過渡事象＋原子炉停止失敗

原子炉停止機能喪失

直流電源喪失＋原子炉停止失敗
交流電源喪失＋原子炉停止失敗
原子炉建屋損傷

合計

4.2E-11
3.8E-12
1.2E-09
7.7E-08
2.2E-11
6.4E-12
1.4E-07
7.1E-10
1.3E-08
6.9E-11
3.7E-07
1.2E-07
2.9E-09
4.2E-11
3.1E-12
4.9E-10

格納容器損傷5.6E-12

原子炉圧力容器損傷−

ＣＤＦ

格納容器バイパス
Ｅｘｃｅｓｓｉｖｅ ＬＯＣＡ
計装・制御系喪失

2.0E-08
2.1E-10
3.9E-12
1.7E-14性 能 目 標 の Ｃ Ｄ Ｆ （ 10 − ４ ／ 炉 年 ） に 対 し て 1％ を 下 回 る 頻 度 の 事
象は，目標に対して影響がないといえるくらい小さい値と見なすこと が で き ， 3.7×10 − ７ ／ 炉 年 は こ れ を 下 回 り ， Ｓ Ｓ 相 当 ま で の 地 震 力によりＤＢ条件を超える運転状態Ⅴの発生確率は極めて低いと考えられる。したがって，ＳＡ施設に対する耐震設計における荷重の組合せの検討において，運転状態Ⅴが地震によって引き起こされるおそれがないとして扱うことは妥当と考える。

39-4-7580

（参考）余震，前震を考慮した炉心損傷頻度の算出
１

余震，前震を考慮した炉心損傷頻度の算出方法
1.1 本 震 前 に 前 震 を 考 慮 し た 場 合 の 影 響 評 価
地震ＰＲＡにおいては，前震，本震全体を考慮した評価方法はないことから，1 回の地震による評価を 2 回使用することで前震，本震 を 考 慮 す る こ と と す る 。 評 価 方 法 の 概 念 図 を 参 考 第 1.1.1 図 に 示す。

＜１回目の地震による評価＞「①地震発生頻度」「②地震により発生する起因事象」「③ランダム故障又は④緩和設備の地震による機器損傷確率」を考慮して全炉心損傷頻度を評価。炉心損傷しない場合は，「⑤炉心冷却成功」となる。
②
前 震③
緩和設備のランダム故障

起因事象発生①

0.1 6〜 1.0 3G の 地 震 に よ る 累 計 ： Ａ ／ 炉 年

年超過確率(／年)④
緩和設備の地震による損傷
0.1 6〜 1.0 3G の 地 震 に よ る 累 計 ： Ｂ ／ 炉 年⑤
緩和設備の継続運転成功

1209Gal
最大加速度(Gal)●前震は本震より小さいが，ここでは保守的に0.16〜 1.03G の 全 て を 考 慮（⇒炉心冷却成功）＜２回目の地震による評価＞⑥
緩和設備の継続運転成功

⑦
本 震

⑧
緩和設備の地震による損傷

起因事象発生0.16〜1.03G の地震による累計：Ｂ／炉年⑦
新たな起因事象は●緩和設備が継続運転し炉心冷却に成功しているケースであり，Ｄ ＢＡで想定さ れ る運転状態に他なら な い 。 な お ， フ ラ ジ リ テ ィ の 策 定 に あ た っ て
は，ＤＢＡで想 定される最も 厳 しい運転荷重を考慮していること から，本震に お いても前震と同じ
フラジリティが適用可能。
●緩和設備の損傷の組合せが前震と本震で同じであること，前震と 本震で同じフ ラ ジリティ評価が適用可能と想定。
● 本 震 と し て 0.16〜 1.03G を 考 慮 す る た め ， 炉 心 損
傷に至る頻度は１回目の地震（前震）と同じ。

⑨
緩和設備の継続運転成功（⇒炉心冷却成功）

想定しない

以 上 よ り 結 果と し て 前 震，本 震 に よ る 炉心 損 傷 頻 度は， 以 下 の 式 で表 す こ と ができ る 。
Ａ ／ 炉 年 ＋ Ｂ ／ 炉年 ＋ Ｂ ／ 炉 年

参 考 第 1.1.1 図

本震前に前震を考慮した場合の評価方法
39-4-7681

次に考慮すべきケースの網羅性についての検討結果を示す。
緩和設備は冗長性を有するが，地震ＰＲＡでは冗長設備は同時に損傷するとして評価しているため，1 つの系統が機器損傷し，残りの系統が健全となるケースは考慮せず，1 つの設備が損傷する確率
で全台の当該設備が損傷に至るものとして保守的に評価している。
そのため，緩和設備の状態について考えられる全ての組合せを抽出し，現行の地震ＰＲＡでどのように整理されるかを考慮した。なお，以下は 2 つの系統で冗長化されている系統の場合について代表して記載する（3 つの系統で冗長化されている場合も同様の整理と
なる）。
③
前 震

緩和設備の
ランダム故障起因事象発生

④

※ １
炉心損傷

緩和設備の
前震による損傷※１
・前震により必ず起因事象が発生するとして評価するため，緩和設備の起動
失敗は前震でのみ考慮
・緩和設備の使命時間における継続運転失敗は前震側で考慮

炉心損傷

⑧

緩和設備の継続運転成功
Ｂ系本震による損傷（Ａ系は既に故障）
Ｂ系のみ運転（Ａ系ランダム故障）

炉心損傷

本 震
Ｂ系健全（Ａ系は既に故障）

炉心冷却成功⑧
炉心損傷

Ａ系本震による損傷（Ｂ系は既に故障）
Ａ系のみ運転（Ｂ系ランダム故障）

本 震
Ａ系健全（Ｂ系は既に故障）

炉心冷却成功⑧
Ａ系本震による損傷，Ｂ系本震による損傷

炉心損傷⑧
Ａ系本震による損傷，Ｂ系健全
両方の系統とも運転（両方の系統とも健全）

炉心損傷

本 震

⑧

※ ２

※ ２
炉心損傷

Ａ系健全，Ｂ系本震による損傷

炉心冷却成功

Ａ系，Ｂ系ともに健全

前震及び前震後の本震による緩和設備の状態の組合せを次に示す。
Ｂ系
ランダム故障（前震）
前震による機器損傷

前震による機器損傷
前震による機器損傷

ランダム故障（前震）
前震による機器損傷

前震による機器損傷
○（健全）

○（健全）
前震による機器損傷

ランダム故障（前震）
○（健全）

○（健全）
ランダム故障（前震）

○（健全）

○（健全）

⇒③で整理
④で整理
⇒④で整理
④で整理
緩和設備の
継続運転に
成功

本震による影響

前震による影響

Ａ系
ランダム故障（前震）ランダム故障（前震）

Ａ系
ランダム故障（前震）

Ｂ系
○（健全）

ランダム故障（前震）
本震による機器損傷

本震による機器損傷
ランダム故障（前震）

本震による機器損傷として整理○（健全）
本震による機器損傷

ランダム故障（前震）
本震による機器損傷⇒炉心冷却成功⇒本震による機器損傷として整理

本震による機器損傷
○（健全）

○（健全）
本震による機器損傷

○（健全）

○（健全）

⇒炉心冷却成功

本震による機器損傷として整理⇒炉心冷却成功※２
緩和設備の状態は，理論上，上記の組合せが考えられるが，地震ＰＲＡでは冗長設備は，同時に損傷するとして評価するため，片方の系統が聞き損傷し，もう一方の系統が健全となるケースは考慮せず，１つの機器が損傷することで炉心損傷に至るものとして保守

本震により炉心損傷に至る組合
せは，前震による組合せのうち④と整理したものと同じとなった。

的に評価している。

39-4-77

82

〇前震による緩和設備の状態の組合せは，緩和設備の状態（ランダム故障，地震による機器損傷，健全）の 9 通りの全ての組合せを考慮。
〇冗長設備は同時に損傷するとして評価するため，「ランダム故障と地震による機器損傷」「片方の系統のみ地震により機器損傷」のケースについては，「両方の系統とも地震により損傷」として整理。
〇緩和設備が「両方の系統ともランダム故障」のケースはランダム
故障として整理。
〇前震後の本震による緩和設備の状態の組合せは，前震後に健全な系統の緩和設備が本震により損傷するか否かの組合せであり，8通り全ての組合せを想定。
〇ランダム故障は前震側で考慮しているため，前震と前震後の本震による緩和設備の状態の組合せについては，「両方の系統ともランダム故障」となる組合せを除き，前震とその後の本震で同じ組合せとなった。
〇そのため，地震規模を同程度とすると，地震により機器が損傷する確率は前震と本震で同程度となる。

1.2

本震後の余震を考慮した場合の影響について
地震ＰＲＡにおいては，本震，余震全体を考慮した計算方法はないことから，「本震前に前震を考慮した場合」と同様に 1 回の地震による評価を 2 回用いることで本震，余震を考慮することとし，影響の検討を行う。
39-4-7883

また，想定する地震規模として，本震及び余震の地震加速度を0.16G か ら 1.03G の 全 て の 地 震 に よ る 影 響 を 考 慮 し て 組 み 合 わ せ る
場 合 ， 「 (4) 本 震 前 に 前 震 を 考 慮 し た 場 合 の 影 響 」 に お い て も 前 震
及 び 本 震 の 地 震 加 速 度 を 0.16G か ら 1.03G の 全 て の 地 震 に よ る 影 響を考慮して組み合わせていることを踏まえると，前震を本震に，本震を余震に読み替えることで同じ影響を評価することとなる。
以上より本震，余震による炉心損傷頻度は，次式で算出される。
Ａ／炉年 ＋ Ｂ／炉年 ＋ Ｂ／炉年

2

余震，前震を考慮した炉心損傷頻度の算出結果

2.1

ＳＳ相当までの本震による全炉心損傷頻度の累積の算出結果
地震ＰＲＡにおいては，本震による影響のみを評価しているが，算 出 し た Ｓ ｓ 相 当 (1.03G)ま で の 本 震 に よ る 全 炉 心 損 傷 頻 度 は 0.16G
か ら Ｓ Ｓ 相 当 で あ る 1.03G ま で の 地 震 に よ る 影 響 を 累 積 し た 評 価 であり，緩和設備のランダム故障が重畳することで炉心損傷に至るケースが含まれている。
Ｓ Ｓ 相 当 ま で の 本 震 に よ る 全 炉 心 損 傷 頻 度 の 累 積 は 約 4.1×10 - ７ ／
炉年であり，そのうち緩和設備のランダム故障によるものが約
3.5×10 − ８ ／ 炉 年 ， 緩 和 設 備 の 地 震 に よ る 損 傷 に よ る も の が 約
3.7×10 − ７ ／ 炉 年 で あ る 。
②
前 震③
緩和設備のランダム故障

起因事象発生①

0.1 6〜 1.0 3G の 地 震 に よ る 累 計 ： Ａ ／ 炉 年

年超過確率(／年)④
緩和設備の地震による損傷
0.1 6〜 1.0 3G の 地 震 に よ る 累 計 ： Ｂ ／ 炉 年⑤
緩和設備の継続運転成功

1209Gal
最大加速度(Gal)●前震は本震より小さいが，ここでは保守的に0.16〜 1.03G の 全 て を 考 慮（⇒炉心冷却成功）

39-4-7984

2.2

余震，前震を考慮した炉心損傷頻度の算出結果
2.1 項 の 算 出 結 果 を 用 い ， 1.2 項 及 び 1.3 項 の 算 出 式 で ， 評 価 を 行った。
Ａ／炉年 ＋ Ｂ／炉年 ＋ Ｂ／炉年
＝ 約 3.5×10 − ８ ／ 炉 年 ＋ 約 3.7×10 − ７ ／ 炉 年＋ 約 3.7×10 − ７ ／ 炉 年＝ 約 7.8×10 − ７ ／ 炉 年以上の算出結果から，余震，前震を考慮した炉心損傷頻度は約7.8×10 − ７ ／ 炉 年 と 非 常 に 低 い 値 と な る 。

39-4-8085

（ 補 足 4） Ｄ Ｂ Ａ に よ る 履 歴 を 考 慮 し な く て よ い 理 由
6.1 か ら 6.4 項 に お い て ， 運 転 状 態 Ⅰ か ら Ⅳ と Ｓ Ｓ の 組 合 せ に お い て
適 用 す る と し た 許 容 応 力 状 態 Ⅳ AS の 適 用 性 に つ い て ， 以 下 の と お り 検
討した。
JEAG4601 に 規 定 さ れ る Ⅳ A S は ， 材 料 の 塑 性 域 に わ ず か に 入 る こ と を
許 容 し た 許 容 応 力 状 態 で あ り ， Ⅳ AS に お け る 許 容 応 力 は ， 設 計 引 張 強
さ Su 又 は 設 計 降 伏 点 Sy に 一 定 の 係 数 を 乗 じ て 設 定 す る も の で あ る 。
例 と し て ， ク ラ ス 1 容 器 及 び ク ラ ス MC 容 器 の 許 容 応 力 を 補 足 第 4.1
表 及 び 補 足 第 4.2 表 に ， 応 力 − ひ ず み 線 図 と 許 容 応 力 の 関 係 を 補 足 第4.1 図 に そ れ ぞ れ 示 す 。
補 足 第 4.1 表 ， 補 足 第 4.2 表 及 び 補 足 第 4.1 図 よ り ， Ⅳ A S は ， 破 断
延性限界に対して十分な余裕を有し，ＳＳに対する安全機能を損なう
おそれのない用件を十分満足できるものである。

補 足 第 4.1 表

クラス１容器の許容応力
１次膜応力＋

許容応力状態

１次一般膜応力Ⅲ AS

Min(2/3Su,Sy)

左 欄 の 1.5 倍 の 値

Ⅳ AS

2/3Su

左 欄 の 1.5 倍 の 値

補 足 第 4.2 表

１次曲げ応力備

考

備

考

ク ラ ス MC 容 器 の 許 容 応 力

許容応力状態

１次一般膜応力

１次膜応力＋
１次曲げ応力Ⅲ AS

Min(0.6Su,Sy)

左欄のα倍の値

Ⅳ AS

0.6Su ※ １

左欄のα倍の値※1 不連続な部分はMin(0.6Su,Sy)（注）：αは純曲げによる全断面降伏荷重と初期降伏荷重の比又は39-4-8186

1.5 の い ず れ か 小 さ い ほ う の 値 と す る 。

設 計 引 張 強 さ Su
応力設 計 降 伏 点 Sy
2/3Sy

Ⅳ AS の 許 容 値

破断

Min(2/3Su,Sy)

Ⅲ AS の 許 容 値
設 計 応 力 強 さ Sm

ひずみ

補 足 第 4.1 図

応力−ひずみ線図と許容応力の関係

次 に ， Ⅳ AS 相 当 の 応 力 を 生 じ さ せ る 荷 重 が 繰 り 返 し 作 用 し た 場 合 の
耐 震 性 へ の 影 響 に つ い て ， 発 生 応 力 （ 一 次 応 力 ） が Sy を 超 え る 場 合に 生 じ る ひ ず み 履 歴 （ イ メ ー ジ 図 ） を 補 足 第 4.2 図 に 示 し ， 以 下 の とおり検討する。
(1) Ⅳ A S は ， 材 料 の 塑 性 域 に わ ず か に 入 る こ と を 許 容 し た 許 容 応 力状態である。
(2) 発 生 応 力 が 設 計 降 伏 点 Sy 以 下 な ら 残 留 ひ ず み は 生 じ な い 。 （ 0→ a→ 0）(3) 発 生 応 力 SF(荷 重 F に よ る 応 力 )が Sy を 超 え る 場 合 は ， 除 荷 後に 残 留 ひ ず み ε r が 生 じ る 。 （ 0→ a→ b→ c）(4) 2 回 目 以 降 ， 荷 重 F と 同 等 の 荷 重 が 生 じ た 場 合 ， 1 回 目 と 同 様の 弾 性 的 挙 動 を 示 し ， SF が 発 生 す る 。 (c→ b)(5) (1)に よ り ， Ⅳ A S 相 当 の 応 力 に 対 し て ， 材 料 は わ ず か に 塑 性 域に 入 る 程 度 で あ り ， Ⅳ AS 相 当 の 応 力 を 生 じ る 荷 重 が 生 じ た 場 合 ，(3)と 同 様 の 挙 動 を 示 す 。
39-4-8287

(6) 2 回 目 以 降 ， 同 様 の 荷 重 が 発 生 し た と し て も ， (4)の 挙 動 を 示 す
こ と か ら ， 耐 震 設 計 に お い て Ⅳ AS を 許 容 応 力 状 態 と し て 適 用 す る
ことにより耐震性は確保される。

応力

供用状態Ｄの制限
SFSy

1 回目の荷重Ｆによる挙動

ba
2 回目以降の荷重 Fによる挙動

ひ ず み 増 加 時 ： 0→ a→ b
ひ ず み 減 少 時 ： b→ c
（除荷後に残留ひずみ有）
そ の 後 の 挙 動 ： c→ bc
0 ε

補 足 第 4.2 図

ひずみ

降 伏 点 を 越 え る 場 合 の ひ ず み 履 歴 イ メ ー ジ (一 次 応 力 )39-4-8388

添付資料−1

重大事故シーケンスにおける主要な重大事故等対処施設

防護対象
格納容器

主要な重大事故等対処施設

重大事故シーケンス

格納容器内−

雰囲気圧力・温度に格納容器外
常設低圧代替注水系ポンプ

よる静的負荷（格納代替淡水貯槽容 器 過 圧 ・ 過 温 破

代替循環冷却系ポンプ損）

サプレッション・プール

水素燃焼

残留熱除去系熱交換器
緊急用海水ポンプ
格納容器圧力逃がし装置
可搬型窒素供給装置

高温溶融物放出／格

逃がし安全弁常設低圧代替注水系ポンプ

納容器雰囲気直接加コ リ ウ ム シ ー ル

代替淡水貯槽熱

ド

代替循環冷却系ポンプ

原子炉圧力容器外のサプレッション・プール

溶融燃料−冷却材相

残留熱除去系熱交換器

互作用

緊急用海水ポンプ

溶融炉心・コンクリ

可搬型窒素供給装置

ート相互反応原子炉圧力容器

高圧・低圧注水機能−喪失

常設低圧代替注水系ポンプ
代替淡水貯槽
格納容器圧力逃がし装置

高圧注水・減圧機能−喪失

残留熱除去系ポンプ
低圧炉心スプレイ系ポンプ
サプレッション・プール
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ−

全交流動力電源喪失

原子炉隔離時冷却系ポンプ
サプレッション・プール（長期ＴＢ）

代替淡水貯槽
残留熱除去系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ
可搬型代替注水大型ポンプ
全交流動力電源喪失−（ＴＢＤ，ＴＢＵ）

常設高圧代替注水系ポンプ
サプレッション・プール
代替淡水貯槽
残留熱除去系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ
可搬型代替注水大型ポンプ

39-4-8489主要な重大事故等対処施設

防護対象

重大事故シーケンス

原子炉圧力容器

全交流動力電源喪失

原子炉隔離時冷却系ポンプ（ＴＢＰ）

サプレッション・プール

格納容器内

格納容器外

代替淡水貯槽
残留熱除去系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ
可搬型代替注水大型ポンプ−

崩壊熱除去機能喪失

原子炉隔離時冷却系ポンプ（取水機能が喪失しサプレッション・プール

た場合）

常設低圧代替注水系ポンプ
代替淡水貯槽
残留熱除去系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
緊急用海水ポンプ

崩壊熱除去機能喪失−

原子炉隔離時冷却系ポンプ（残留熱除去系が故高圧炉心スプレイ系ポンプ

障した場合）

サプレッション・プール
常設低圧代替注水系ポンプ
代替淡水貯槽
格納容器圧力逃がし装置

原子炉停止機能喪失−

ほう酸水注入ポンプ
ほう酸水貯蔵タンク
高圧炉心スプレイ系ポンプ
原子炉隔離時冷却系ポンプ
サプレッション・プール
残留熱除去系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ

ＬＯＣＡ時注水機能−喪失

常設低圧代替注水系ポンプ
代替淡水貯槽
格納容器圧力逃がし装置−

格納容器バイパス

原子炉隔離時冷却系ポンプ（インターフェイス

低圧炉心スプレイ系ポンプ

システムＬＯＣＡ）

サプレッション・プール
残留熱除去系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ
常設低圧代替注水系ポンプ
代替淡水貯槽39-4-8590

防護対象

重大事故シーケンス

原子炉圧力容器運転停止中の原子炉

主要な重大事故等対処施設
格納容器内
−

格納容器外
残留熱除去系ポンプにおける崩壊熱除去

残留熱除去系熱交換器

機能喪失（残留熱除

残留熱除去系海水ポンプ

去系の故障による停止時冷却機能喪失）
運転停止中の原子炉における原子炉冷却材の流出
運転停止中の原子炉−

常設低圧代替注水系ポンプにおける全交流動力

代替淡水貯槽

電源喪失

残留熱除去系ポンプ
残留熱除去系熱交換器
残留熱除去系海水ポンプ

運転停止中の原子炉−における反応度の誤−原子炉周期（ペリオド短）原子炉スクラム投入

39-4-8691

添付資料−2

地震動の超過確率

39-4-8792h=0.05

1000

m)
(c
位
変

加
速
度
(c
m/
s

)

2

年超過確率10-6
年超過確率10-5
0
10

100

年超過確率10-4

5000(cm/s)

1000
0

年超過確率10-3

度

50
0

10
00

20
00

速

10

10

10
0

20
0

1

1

1
0.

0.1
0.01

0.1

1
周

10

期 (s)

弾性設計用地震動Ｓ ｄ について，実線は NS 成分，破線は EW 成分を示す。

一様ハザードスペクトル
Ｓｄ−D１
Ｓｄ−１１
Ｓｄ−１２
Ｓｄ−１３
Ｓｄ−１４
Ｓｄ−２１
Ｓｄ−２２

添付 2.1 図

弾性設計用地震動Ｓ ｄ の応答スペクトルと一様ハザードスペクトル（水平方向）39-4-8893h=0.05

1000

加

速

度

(c

m/

2 )

s

変

位

(c

m)

10

100

10

速

度

(cm/s)

0
10
50

20
10

1

0.1
0.01

年超過確率10-60

年超過確率10-5
年超過確率10-400

年超過確率10-3

00
10

00
00

50

0

20

0

10

0

1

0.

0.1

1
周

期

1

10

(s)

一様ハザードスペクトル
Ｓｄ−D１
Ｓｄ−１１
Ｓｄ−１２
Ｓｄ−１３
Ｓｄ−１４
Ｓｄ−２１
Ｓｄ−２２

添付 2.2 図

弾性設計用地震動Ｓ ｄ の応答スペクトルと一様ハザードスペクトル（鉛直方向）39-4-8994h=0.05

m)
(c
位
変

加
速
度
(c
m/
s2
)

1000

0
10

100

年超過確率10-6
年超過確率10-55000

年超過確率10-3

50
0

10
00

20
00

速

10

10

度

(cm/s)

1000
0

年超過確率10-4

10
0

20
0

1

1

1
0.

0.1
0.01

0.1

1
周

期

10

(s)

一様ハザードスペクトル
Ｓｄ−３１

添付 2.3 図

弾性設計用地震動Ｓ ｄ の応答スペクトルと一様ハザードスペクトル（水平方向）39-4-9095h=0.05

1000

(c

加

速

位
変

度
(c

m/

s

)

2

m)
0
10

100

年超過確率10-6

10

00
0

年超過確率10-500
50

年超過確率10-3

50

0

10

00

20
00

速

10

10

度

(cm/s)

年超過確率10-4

10
0

20
0

1

1

0.
1

0.1
0.01

0.1

1
周 期

10

(s)

一様ハザードスペクトル
Ｓｄ−３１

添付 2.4 図

弾性設計用地震動Ｓ ｄ の応答スペクトルと一様ハザードスペクトル（鉛直方向）39-4-9196h=0.05

m)
(c
位
変

加
速
度
(c
m/
s2
)

1000

年超過確率10-6
年超過確率10-5
0
10

100

年超過確率10-4

50
00

10

50
0

10
00

20
00

速

10

度

(cm/s)

1000
0

年超過確率10-3

10
0

20
0

1

1

1
0.

0.1
0.01

0.1

1
周

期

10

(s)

基準用地震動Ｓ Ｓ について，実線は NS 成分，破線は EW 成分を示す。

一様ハザードスペクトル
Ｓｓ−D１
Ｓｓ−１１
Ｓｓ−１２
Ｓｓ−１３
Ｓｓ−１４
Ｓｓ−２１
Ｓｓ−２２

添付 2.5 図

基準地震動Ｓ Ｓ の応答スペクトルと一様ハザードスペクトル（水平方向）

39-4-9297h=0.05

m)
(c
位
変

加
速
度
(c
m/
s2
)

1000

年超過確率10-6
0
10

100

年超過確率10-5
年超過確率10-4

50
00
50
0

10
00

20
00

速

10

10

度

(cm/s)

1000
0

年超過確率10-3

10
0

20
0

1

1

1
0.

0.1
0.01

0.1

1
周

期

10

(s)

一様ハザードスペクトル
Ｓｓ−D１
Ｓｓ−１１
Ｓｓ−１２
Ｓｓ−１３
Ｓｓ−１４
Ｓｓ−２１
Ｓｓ−２２

添付 2.6 図

基準地震動Ｓ Ｓ の応答スペクトルと一様ハザードスペクトル（鉛直方向）

39-4-9398

h=0.05

1000

(c

加

位

速

変

度

(c

m/

s

)

2

m)
10

100

年超過確率10-60

年超過確率10-55000

年超過確率10-3

50

0

10

00

20

00

速

10

10

度

(cm/s)

1000

0

年超過確率10-4

10

0

20

0

1

1

0.
1

0.1
0.01

0.1

1
周 期

10

(s)

一様ハザードスペクトルＳｓ−３１

添付 2.7 図

基準地震動Ｓ Ｓ の応答スペクトルと一様ハザードスペクトル（水平方向）

39-4-9499

h=0.05

1000

m
(c

加

位
変

速
度

(c

m/
s

)

2

)
0
10

100

年超過確率10-6

10
00

0

年超過確率10-500
50

年超過確率10-3

50
0

10

00

20
00

速

10

10

度

(cm/s)

年超過確率10-4

10
0

20

0

1

1

1
0.

0.1
0.01

0.1

1
周

期

10

(s)

一様ハザードスペクトルＳｓ−３１

添付 2.8 図

基準地震動Ｓ Ｓ の応答スペクトルと一様ハザードスペクトル（鉛直方向）

39-4-95100

添付資料−3

事故時荷重の組合せの選定における検討の流れ
ＳＡ荷重と地震の組合せの検討の流れについて
前提条件
・ＳＡ指針の耐震性に対する考え方
・規制基準における要求事項

1.
2.

＜基本全体フロー＞

3.(1)

常設耐震重要重大事故防止設備
又は，常設重大事故緩和設備：設計方針：方針に基づく検討プロセス：方針に基づく検討結果
青 ：本資料本文での記載箇所

組み合わせる事象は地震の従属事象か，独立事象か？
（確定論的な考え方を踏まえ，確率的な考察も踏まえて
設定）

従属事象

独立事象

3.(2),(3)

当該事象の発生確率，継続時間及び地震動の超過確率の関係を踏まえ，事象による荷重とＳＳ，Ｓｄいずれか
適切な地震力と組み合わせて評価する。（※１）

当該事象による荷重とＳＳによる地震力を組合せて評価する。（※２）
次頁で、施設ごとの検討内容を説明

組み合せるべき荷重に対する発生値と許容値を比較する。その際には許容荷重としては，以下のとおり。
運転荷重Ⅰ〜Ⅳと地震の組合せについては，ＤＢと同じ許容限界とし，ＳＡ（運転状態Ⅴ）と地震の組合せについては，ＳＡ施設として求められる機能を維持する観点で，許容応力状態を設定し，具体的な許容限界
は，東海第二発電所では，ＤＢの規定と同じ許容限界を適用する。

※１：確定論的な考え方，確率論的な考察を踏まえ，ＳＡ等を地震独立事象として取り扱う。
※２：確定論的な考え方，確率論的な考察を踏まえ，ＳＡ等を地震独立事象として取り扱うことから従属事象としては考慮しない。

5.1

39-4-96101ＳＡ荷重と地震の組合せの検討の流れについて

施設分類

全般施設
（建物・構築物含む）

ＰＣＶバウンダリを構成する設備

4.(2)

4.(2)

検討内容
手順は 4.(3)①ＳＡの発生確率
4.(3)①

②地震動の
超過確率
の考え方
4.(3)②

ＲＰＶバウンダリを構成
する設備
4.(2)

施設分類ごとの検討
炉心損傷頻度の性能目標値（10−４／炉年）を適用＜施設共通＞
5.2.1(1)5.2.2(1)5.2.3(1)

JEAG4601 に記載のＳ２，Ｓ１の発生確率をＳＳ，Ｓｄに読み替えて適用＜施設共通＞
5.2.1(2)5.2.2(2)5.2.3(2)③スクリーニ ①と②及びＳＡの継続基準との積で荷重の組合せの判断を行う。そのスクリーニン
ングの判断 グの判断基準を東海第二発電所では，ＤＢ施設の設計の際のスクリーニング基準で−７−８基準の設定 ある 10 ／炉年に保守性を見込んだ 10 ／炉年と設定＜施設共通＞
4.(3)③5.2.1(3)5.2.2(3)5.2.3(3)④ＳｄとＳＳ
に組合せる
ＳＡの継続
時間の設定
4.(3)④③の保守性を見込んだ 10−８／炉年と，①と②の値の積により，組合せの目安となる
継続時間を判断する。
事故発生時を基点として，10−２年までの期間を地震荷重との組合せが不要な短期(運
転状態(S))，弾性設計用地震動Ｓｄとの組合せが必要な 10−２から 2×10−１年を長期(L)(運転状態Ｖ(L)，基準地震動ＳＳとの組合せが必要な期間 2×10−１年以降を長期(LL)(運転状態Ⅴ(LL))とする。
＜施設共通＞
5.2.1(3)5.2.2(3)5.2.3(3)荷重の組合せ ・ＳＡ発生後の最大荷重とＳＳによる地震力の組の検討結果（④を踏まえ合せを実施て総合的，工 ・許容限界はⅤAS として，東海第二発電所で学的判断）
4.(3)⑤は，ⅣAS を適用

・ＳＡ後長期(LL)に生じる荷重とＳＳによる地震
力，ＳＡ後長期(L)に生じる荷重とＳｄによる地震力の組合せを実施。
・許容限界はⅤAS として，東海第二発電所では，ⅣAS を適用

5.2.1(4)6.1

5.2.2(4),6.2

・ＳＡ後長期(LL)に生じる荷重とＳＳによる地震
力，ＳＡ後長期(L)に生じる荷重とＳｄによる地震力の組合せを実施。
・許容限界はⅤAS として，東海第二発電所では，ⅣAS を適用

5.2.3(4),6.3

39-4-97102

添付資料−4

建物・構築物のＳＡ施設としての設計の考え方
4 項(2)では建物・構築物を全般施設に分類しており，全般施設はＳＡ条件を考慮した設計荷重とＳ Ｓ による地震力を組み合わせることとしている。
これは，建物・構築物のＤＢ施設としての設計の考え方が，機器・配管系のそれと同じであり，ＳＡ施設としての設計については，建物・構築物，機器・配管系ともにＤＢ施設としての設計の考え方を踏まえることを基本方針としているからである。
以下では，建物・構築物のＳＡ施設としての設計の考え方について，ＤＢ施設としての設計の考え方も踏まえ，本文の各項毎に説明する。
(1)

対象施設とその施設分類（3 項(1)に対する考え方）『重大事故等対象設備について（補足説明資料）「39 条地震による損傷の防止添付資料−1

重大事故等対処施設の網羅的な整理について」』

より抽出したＳＡ施設の建物・構築物を表 1 に示す。これら 13 施設は，
基準地震動Ｓ Ｓ による地震力に対して機能維持が求められている「常設耐震重要重大事故防止設備」，「常設重大事故緩和設備」のいずれかに該当するため，荷重の組合せ検討の対象施設である。

39-4-98103表1

ＳＡ施設（建物・構築物）の施設分類

ＳＡ施設（建物・構築物）

常設耐震重要重大事故防止設備

使用済燃料プール
緊急用海水ポンプピ
ット
ＳＡ用海水ピット取水塔
海水引込み管
ＳＡ用海水ピット
貯留堰
取水路
フィルタ装置遮蔽
二次隔離弁操作室遮蔽
中央制御室遮蔽中央制御室退避室遮蔽
緊急時対策所遮蔽
代替淡水貯槽○

常設耐震重要重大事
故防止設備以外の常設重大事故防止設備
−

−

○

○

−

○

○

−
−
○
−
○

○
○
−
○
−

○
○
○
○
○

−

−

○

○

−

○

−

−

○

−
○

−
−

○
○

(2)

常設重大事故
緩和設備○

ＤＢ施設としての設計の考え方
ａ．新規制基準における要求事項「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則」の第 4 条（地震による損傷の防止）には，建物・構築物，機器・配管系の区分なく，次の事項が規定されている。
・設計基準対象施設は，地震力に十分に耐えることができるものでなければならない。
・耐震重要施設は，その供用中に当該耐震重要施設に大きな影響を及ぼすおそれのある地震による加速度によって作用する地震力（以下「基準地震動による地震力」という。）に対して安全機能が損なわれるおそれがないものでなければならない。
ｂ．JEAG4601 の規定内容（2.3 項に対する考え方）
上記の規制要求を踏まえ，JEAG4601-1987 において，建物・構築物に関する荷重の組合せと許容限界については，以下のように規定されている。

【荷重の組合せ】
39-4-99104

・地震力と常時作用している荷重，運転時（通常運転時，運転時の異常な過渡変化時）に施設に作用する荷重とを組合せる。
・常時作用している荷重，及び事故時の状態で施設に作用する荷重のうち
長時間その作用が続く荷重と基準地震動Ｓ １ による荷重を組合せる。
【許容限界】
・基準地震動Ｓ １ による地震力との組合せに対する許容限界
安全上適切と認められる規格及び基準による許容応力度を許容限界とする。ただし，事故時の荷重と組合せる場合には，次項による許容限界を適用する。
・基準地震動Ｓ ２ による地震力との組合せに対する許容限界
建物・構築物が構造物全体として十分変形能力（ねばり）の余裕を有し，終局耐力に対して安全余裕をもたせることとする。

ここで，JEAG4601-1987 における建物・構築物の荷重の組合せは，2.3
項に示す機器・配管系の荷重の組合せと同じ考え方に基づいて設定された結果として規定されているものである。
なお，JEAG4601-1987 において，機器・配管系では運転状態が定義されているが，建物・構築物については，細かな運転状態を設定する必要がな
いため，運転状態は定義されていない。
(3)

ＳＡ施設の荷重の組合せと許容限界の設定方針（3.(3)(4)項に対する考え方）
ＳＡ施設の建物・構築物における荷重の組合せと許容限界の設定方針は，機器・配管系と同様，JEAG4601-1987 のＤＢ施設に対する規定内容を踏まえ，以下のとおりとする（建物・構築物では，運転状態及びそれに対応した許容応力状態が定義されていないことから，機器・配管系とは下線部が39-4-100105異なる）。
【ＳＡ施設（建物・構築物）における設定方針】
・Ｓ Ｓ ，Ｓ ｄ と運転状態の組合せを考慮する。
・地震の従属事象については，地震との組合せを実施する。ここで，耐震
Ｓクラス施設はＳ Ｓ による地震力に対して，その安全機能が保持できるよう設計されていることから，地震の従属事象としてのＳＡは発生しな
いこととなる。したがって，ＳＡは地震の独立事象として取り扱う。
・地震の独立事象については，事象の発生確率，継続時間及びＳ Ｓ 若しく
はＳ ｄ の超過確率の積等も考慮し，工学的，総合的に組み合わせるかを判断する。組み合わせるか否かの判断は，国内外の基準等でスクリーニ
ング基準として参照されている値，炉心損傷頻度及び格納容器機能喪失
頻度の性能目標値に保守性をもたせた値を目安とし，事象の発生確率，
継続時間及びＳ Ｓ 若しくはＳ ｄ の超過確率の積と比較等により判断する。
・また，上記により組合せ不要と判断された場合においても，事故後長期間継続する荷重とＳ ｄ による地震力と組み合わせる。
・許容限界として，ＤＢ施設のＳ Ｓ に対する許容限界に加えて，ＳＡ荷重と地震力との組合せに対する許容限界（機器・配管系の許容応力状態ⅤA

S に相当するもの）を設定する。ここで，東海第二発電所では，ＳＡ荷重と地震力との組合せに対する許容限界はＤＢ施設のＳ Ｓ に対する許容限界（建物・構築物が構造物全体として十分変形能力（ねばり）の余裕を有し，終局耐力に対して安全余裕をもたせることとする）と同じとする。
(4)

荷重の組合せと許容限界の検討結果(5.2.1 項に対する考え方)
5.2.1 項の全般施設の検討は，建物・構築物に対しても同様に適用される。すなわち，各項目に対する考え方は以下のとおりとなる。
39-4-101106

ＳＡの発生確率 .. 炉心損傷頻度の性能目標値（10−４ /炉年）を設定
継続時間 ........ 事象発生時を起点として，10 − ２ 年までの期間を地震荷重との組合せが不要な短期(運転状態Ⅴ(S))，弾性設計用地震動Ｓ ｄ との組合せが必要な
10−２ から 2×10−１ 年を長期(L)（運転状態Ⅴ(L)），
基準地震動Ｓ Ｓ との組合せが必要な期間 2×10 − １
年以降を長期(LL)（運転状態Ⅴ(LL)）とする。
（建物・構築物について，ＳＡ時の荷重条件を踏まえ，施設ごとに検討した結果を添付 4 補足資料−１に示す。）
地震動の超過確率.. JEAG4601 の地震動の発生確率（Ｓ Ｓ ：5×10−４ ／年以下，Ｓ ｄ ：10−２ ／年以下）を設定
以上から，機器・配管系と同様，ＳＡの発生確率，継続時間，地震動の超過確率の積等を考慮した工学的，総合的な判断として，建物・構築物についても，ＳＡ荷重とＳ Ｓ による地震力を組み合わせることとする。
(5)

ＳＡと地震の組合せに対する許容限界の考え方(6.1 項に対する考え方)(3)の荷重の組合せ方針から，ＳＡ施設（建物・構築物）の各組合せ条
件に対する許容応力状態をＤＢ施設（建物・構築物）と比較して表 2 に示す。なお，表 2 に示す荷重の組合せケースのうち，他の組合せケースと同一となる場合，又は他の組合せケースに包絡される場合は評価を省略することになる。

39-4-102107

表 2 荷重の組合せと許容限界
ＤＢ施設

運転状態

ＳＡ施設

Ｓｄ

ＳＳ

Ｓｄ

ＳＳ

運転時

許容応力度 ※１

終局 ※２

−

終局 ※２

ＤＢ事故時
（長期）

終局 ※２

−

終局 ※２

−

ＳＡ事故時

−

−

−

終局 ※２

備

考

ＤＢと同じ許容限界とする。
ＤＢと同じ許容限界とする。
注 2：ＳＡ荷重と地震力との組合せに対する許容限界として，東海第二発電所では，終局※２とする。

※１：許容応力度：安全上適切と認められる規格及び基準による許容応力度※２：終局：構造物全体として十分変形能力（ねばり）の余裕を有し，終局耐力に対して，
安全余裕を持たせていること

添付 4 補足資料−２に，Ｓ Ｓ による地震力と組み合わせる荷重を，施設ごとに示す。
いずれの施設も，ＤＢ事故時（長期）の荷重は，結果的に運転時と同じとなり，表 2 における「ＤＢ事故時（長期）＋Ｓ ｄ 」は地震力が大きい「運転時＋Ｓ Ｓ 」に包絡されることになる。
以上より，建物・構築物は，ＰＣＶ，ＲＰＶ以外の機器・配管系と同様に扱うことが可能であり，全般施設に分類することができる。

39-4-103

108

添付 4

補足資料−１

ＳＡ施設（建物・構築物）のＳＡ時の条件を踏まえた分類
ＳＡ施設

荷重状態 ※（建物・構築物）の分類

使用済燃料プール

a(b)

分類の根拠
ＤＢ設計では，常時作用している荷重（固定荷
重，積載荷重，水圧）及び運転時においては通常時荷重（圧力，温度荷重，機器・配管系から作用する荷重），異常時荷重（圧力，温度荷重，機器・配管系から作用する荷重）を考慮している。ＳＡ時にはＤＢ条件とは異なる異常時荷重が作用する。

緊急用海水ポンプピッc

緊急用海水ポンプピット，ＳＡ用海水ピット取ト

水塔，海水引込み管及びＳＡ用海水ピットにつ

ＳＡ用海水ピット取水

いてはＤＢ施設ではない

塔
海水引込み管
ＳＡ用海水ピット
貯留堰

b

取水路

ＤＢ設計では，地盤内に埋設されている構造物
として，常時作用している荷重（固定荷重，積
載荷重，土圧，水圧）を考慮している。ＳＡ時においても，地盤内でＤＢ条件を上回るような事象は発生しないため，ＤＢ条件を上回る荷重はない。

フィルタ装置遮蔽

c

二次隔離弁操作室遮蔽
中央制御室遮蔽

フィルタ装置遮蔽及び二次隔離弁操作室遮蔽についてはＤＢ施設ではない。

b

ＤＢ設計では，常時作用している荷重（固定荷重，積載荷重）を考慮している。ＳＡ時においても，荷重条件は変わらないため，ＤＢ条件を上回る荷重はない。

中央制御室退避室遮蔽c

緊急時対策所遮蔽

中央制御室退避室遮蔽，緊急時対策所遮蔽及び代替淡水貯槽についてはＤＢ施設ではない

代替淡水貯槽※荷重状態の分類
a. ＳＡ条件がＤＢ条件を超える施設(a) 新設のＳＡ施設の運転によって，ＤＢ条件を超える施設(b) ＳＡによる荷重・温度条件の影響によってＤＢ条件を超える施設
b. ＳＡ条件がＤＢ条件に包絡される施設
c. ＤＢ施設を兼ねないＳＡ施設

39-4-104

109

添付 4

補足資料−２

建物・構築物においてＳ Ｓ による地震力と組み合わせる荷重は補足表 2-1 のとおりとなる。
補足表 2-1 ＳＡ施設（建物・構築物）において地震力と組み合わせる荷重
運転時
組み合わせる地震力
許容限界

使用済燃料プール

緊急用海水ポンプピット

ＳＡ用海水ピット取水塔

海水引込み管
ＳＡ施設︵建物・構築物︶

ＳＡ用海水ピット

貯留堰

取水路

フィルタ装置遮蔽
二次隔離弁操作室遮蔽
中央制御室遮蔽中央制御室退避室遮蔽
緊急時対策所遮蔽
代替淡水貯槽

ＳＳ

ＤＢ事故
（長期）
Ｓｄ

ＳＡ事故時
ＳＳ

終局

終局

終局

固定荷重
積載荷重
水圧
通常時運転荷重
固定荷重
積載荷重
土圧・水圧
固定荷重
積載荷重
土圧・水圧
固定荷重
積載荷重
土圧・水圧
固定荷重
積載荷重
土圧・水圧
固定荷重
積載荷重
水圧
固定荷重
積載荷重
土圧・水圧
固定荷重
積載荷重
固定荷重
積載荷重
固定荷重
積載荷重
固定荷重
積載荷重
固定荷重
積載荷重
固定荷重
積載荷重
土圧・水圧

固定荷重
積載荷重
水圧
ＤＢ長期荷重
固定荷重
積載荷重
土圧・水圧
固定荷重
積載荷重
土圧・水圧
固定荷重
積載荷重
土圧・水圧
固定荷重
積載荷重
土圧・水圧
固定荷重
積載荷重
水圧
固定荷重
積載荷重
土圧・水圧
固定荷重
積載荷重
固定荷重
積載荷重
固定荷重
積載荷重
固定荷重
積載荷重
固定荷重
積載荷重
固定荷重
積載荷重
土圧・水圧

固定荷重
積載荷重
水圧
ＳＡ時荷重
固定荷重
積載荷重
土圧・水圧
固定荷重
積載荷重
土圧・水圧
固定荷重
積載荷重
土圧・水圧
固定荷重
積載荷重
土圧・水圧
固定荷重
積載荷重
水圧
固定荷重
積載荷重
土圧・水圧
固定荷重
積載荷重
固定荷重
積載荷重
固定荷重
積載荷重
固定荷重
積載荷重
固定荷重
積載荷重
固定荷重
積載荷重
土圧・水圧

JEAG4601-1987 では，熱応力の扱いとして，終局状態では「熱応力は考慮しない」と記載されており，原子炉格納容器底部でない基礎マットや使用済燃料
39-4-105110

プールの解析例においても，地震時荷重と温度荷重は組み合わされていない（参考資料〔参考５〕参照）。これを踏まえ，補足表 2-1 から温度荷重を消去
すると全ての荷重組合せケースにおいて，地震力と組み合わせる荷重は常時作用している荷重（固定荷重，積載荷重，土圧，水圧）のみとなるため，ＤＢ事故時（Ｓ ｄ との組合せ）は運転時（Ｓ Ｓ との組合せ）に包絡され，ＳＡ事故時
は運転時と同一となる。

39-4-106111

添付資料−5

対象設備，事故シーケンス，荷重条件の網羅性
ＳＡ荷重の組合せの検討においては，全ての対象設備，事故シーケンス，荷重条件等を網羅的に検討している。以下では，それぞれについて，その考え方を説明する。
(1) 対象設備
今回のＳＡ荷重の組合せの検討においては，常設耐震重要重大事故防止設
備，常設重大事故緩和設備を対象とし，全ての対象施設を全般施設，格納容器バウンダリを構成する設備（以下「ＰＣＶバウンダリ」という。），原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する設備（以下「ＲＰＶバウンダリ」という。）のいずれかに分類している。

設置許可基準規則

施設の扱い

第 39 条

常設耐震ＤＢ設備では

重要重大ないＳＡ設備DB 施設におけるDB 施設における設置許可基準規則

JEAG4601 における今回の検討

設置許可基準規則

技術基準規則別記２における分類

機器・配管系の設備分類

における分類

建物・構築物

全般施設

事故防止設備
機器・配管系

常設重大事故
緩和設備

上記以外の
ＳＡ設備

設置許可基準規則第４条

技術基準規則第５条

建物・構築物

機器・配管系

クラス２,３,４設備

クラスＭＣ容器

クラスＭＣ容器(PCV ﾊﾞｳﾝﾀﾞﾘ)

クラス１設備

クラス１設備(RPV ﾊﾞｳﾝﾀﾞﾘ)

39-4-107112

(2) 事故シーケンス
重大事故等対策の有効性を評価する事故シーケンスグループ等は，東海第二発電所を対象としたＰＲＡの結果を踏まえて，以下のとおり選定されている。ここには「運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故」
及び「運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故」を挙げており，考慮すべき全ての事故シーケンスグループ等を挙げている。
継続時間の検討に当たっては以下の全ての事故シーケンスグループ等から，ＤＢ条件を超える事故シーケンスグループ等を抽出し，その条件を超える時
間を継続時間として設定している。
また，地震と組み合わせるＳＡ荷重としては，全ての事故シーケンスグル
ープ等における条件を包絡するよう設定している。

事故シーケンスグループ等「運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故」に係る事故シーケンス
グループ
高圧・低圧注水機能喪失
高圧注水・減圧機能喪失
全交流電源喪失
全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）
全交流動力電源喪失（ＴＢＤ，ＴＢＵ）
全交流動力電源喪失（ＴＢＰ）
崩壊熱除去機能喪失
取水機能が喪失した場合
残留熱除去系が故障した場合
原子炉停止機能喪失
ＬＯＣＡ時注水機能喪失
格納容器バイパス（インターフェイスシステムＬＯＣＡ）
津波浸水による注水機能喪失「運転中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故」に係る格納容器破損モード
雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）
代替循環冷却系を使用する場合
代替循環冷却系を使用しない場合
高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱
原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用
39-4-108

113

水素燃焼
溶融炉心・コンクリート相互作用「運転停止中の原子炉における重大事故に至るおそれがある事故」に係る事故シーケ
ンスグループ
崩壊熱除去機能喪失
全交流動力電源喪失
原子炉冷却材の流出
反応度の誤投入

39-4-109

114

(3) 設計条件
耐震評価における考慮すべき荷重条件と組合せは JEAG4601・補-1984 より，
下表のとおり整理されており，地震荷重以外では，以下の荷重を考慮することとされている。
・自重（Ｄ）
・圧力による荷重（Ｐ）
・機械的荷重（自重，地震による荷重を除く。）（Ｍ）
ＳＡ施設における上記の荷重と地震荷重の組合せを，下表のとおり整理する。ＤＢ施設で考慮する荷重（自重，圧力による荷重，機械的荷重）は全て考慮している。
施設分類

ＲＰＶ
ﾊﾞｳﾝﾀﾞﾘ（ＳＡ）（ＤＢ） クラス
荷重の組合せ１設備
Ｄ Ｂ 荷 重 Ｄ＋Ｐ＋Ｍ＋Ｓｄ
ⅢASの組合せ Ｄ＋ＰＤ＋ＭＤ＋Ｓｄ−
Ｄ＋ＰＬ＋ＭＬ＋Ｓｄ
ⅣAS
Ｄ＋Ｐ＋Ｍ＋ＳＳ
ⅣAS
Ｄ＋ＰＤ＋ＭＤ＋ＳＳ−
Ｓ Ａ 荷 重 Ｄ＋ＰRSA(L)＋Ｍ＋Ｓｄ
ⅤAS※２の組合せ Ｄ＋ＰRSA(LL)＋Ｍ＋ＳＳ
ⅤAS※２
Ｄ＋ＰPSA(L)＋Ｍ＋Ｓｄ−
Ｄ＋ＰPSA(LL)＋Ｍ＋ＳＳ−
Ｄ＋(ＰD※１又はＰSA の厳−※３しい方)＋Ｍ＋ＳＳ

ＰＣＶ
全般施設
ﾊﾞｳﾝﾀﾞﾘ
重大事故等クラス２設備
クラス
クラス クラス
クラス
ＭＣ容器 ２設備 ３設備
４配管
ⅢAS
−
−
−
−
ⅢAS
ⅢAS
ⅢAS
ⅢAS
−
−
−
ⅣAS
−
−
−
−
ⅣAS
ⅣAS
ⅣAS
−
−
−
−
−
−
−
−
ⅤAS※２
−
−
−
ⅤAS※２
−
−
−
−※３

ⅤAS※２

ⅤAS※２

ⅤAS※２

その他
−
ⅢAS
−
−
ⅣAS
−
−
−
−

炉心
支持構
造物
ⅢAS
ⅣAS
ⅣAS
−

ＳＡ施
設では
ない

ⅤAS※２

※１

ＤＢ施設を兼ねるＳＡ施設についても考慮する。

※２

ⅤAS の許容限界は，ⅣAS と同じものを適用する。

※３

ＰＣＶについては，2×10−１年以降の状態，ＲＰＶについては，10−２年以降の状態は，ＳＳを組み合わせて，許容応力状態ⅤAS を満足する状態となっていることを確認している。

39-4-110115

【記号の説明】Ｄ：自重（JEAG4601・補-1984 では「死荷重」と記載）

Ｐ：地震と組み合わせるべき圧力荷重，又は最高使用圧力等

Ｍ：地震，死荷重以外で地震と組み合わせるべき機械荷重，又は設計機械荷重等

ＰＬ：ＬＯＣＡ直後を除いてその後に生じる圧力荷重

ＭＬ：ＬＯＣＡ直後を除いてその後に生じる死荷重及び地震荷重以外の機械荷ＰＤ重：地震と組み合わすべきプラントの運転状態Ⅰ及びⅡ（運転状態Ⅲがある
場合にはこれを含む），又は当該設備に設計上定められた最高使用圧力
による荷重

ＭＤ

：地震と組み合わすべきプラントの運転状態Ⅰ及びⅡ（運転状態Ⅲがある
場合にはこれを含む），又は当該設備に設計上定められた機械的荷重

ＰPSA(L) :格納容器の重大事故における長期的(長期(L))な圧力荷重
ＰPSA(LL):格納容器の重大事故における長期的(長期(LL))な圧力荷重
ＰRSA(L) ：原子炉冷却材圧力バウンダリの重大事故における長期的(長期(L))な圧力荷重
ＰRSA(LL)：原子炉冷却材圧力バウンダリの重大事故における長期的(長期(LL))な圧
力荷重
ＰSA：重大事故における運転状態を考慮して設定した設計圧力による荷重

Ｓｄ：弾性設計用地震動Ｓｄにより定まる地震力又は静的地震力

ＳＳ：基準地震動ＳＳにより定まる地震力

ⅣAS ：JSME S NC1 の供用状態Ｄ相当の許容応力を基準として，それに地震により生じる応力に対する特別な応力制限を加えた許容応力状態
ⅤAS ：運転状態Ⅴ相当の応力評価を行う許容応力を基本として，それに地震により生じる応力に対する特別な応力制限を加えた許容応力状態【JEAG4601・補-1984 における記載からの読み替え】
耐震クラスＡｓ，Ａ ⇒耐震クラスＳ
第１種 ⇒クラス１
第２種 ⇒クラスＭＣ
第３種 ⇒クラス２
第４種 ⇒クラス３
第５種 ⇒クラス４
Ｓ１⇒Ｓｄ
Ｓ２⇒ＳＳ

39-4-111

116

添付資料−6

継続時間の検討における対象荷重の網羅性について（１）はじめにＳＡ施設は，ＳＡ施設としての機能要求を考慮した荷重条件により設計する。また，温度条件についても許容値の数値に影響を与える（温度が高くなると許容値が小さくなる場合がある）ことから，ＳＡ
施設としての温度条件を設定する。
ＳＡ施設のうち，ＤＢ施設を兼ねるものについては，ＤＢ条件とＳ
Ａ条件の包絡関係により，実際の設計では，以下のように扱うこととしている。
・ＳＡ時の荷重，温度がＤＢ設計条件を上回る場合
ＤＢ設計条件とは別に，ＳＡ設計条件を設ける。
・ＳＡ時の荷重，温度がＤＢ設計条件に包絡される場合（※）
ＳＡ設計条件はＤＢ設計条件で代表させる。
※「ＳＡ時の荷重，温度がＤＢ設計条件に包絡される」とは，耐震設計において考慮する全ての荷重及び温度について，ＳＡを考慮した条件がＤＢ設計条件に包絡される場合を指す
以下では，ＤＢ施設を兼ねるＳＡ施設を対象に，ＳＡ荷重と地震荷重の組合せ検討において，検討対象とすべき荷重が網羅されていることを施設分類（全般施設，ＰＣＶ，ＲＰＶ）ごとに示す。

（２）継続時間の検討で対象とする条件（荷重・温度）の網羅性
ａ．全般施設【ＤＢ設計条件とＳＡ設計条件の整理】
全 般 施 設 は Ｒ Ｐ Ｖ （ 現 ク ラ ス １ 機 器 （ JEAG4601 に お い て は ， 第 １
種 機 器 ） ） と Ｐ Ｃ Ｖ （ 現 ク ラ ス Ｍ Ｃ 機 器 （ JEAG4601 に お い て は ， 第39-4-112117

２種機器））以外の施設となることから，ＤＢ施設としての設計では JEAG4601 に 記 載 の 「 ク ラ ス 2,3,4（ JEAG4601 に お い て は 第 3,4,5
種）」及び「その他」の組合せに基づくことになる。したがって全
般 施 設 は 運 転 状 態 Ⅰ 〜 Ⅲ ※ １ を 考 慮 し て 設 定 し た 設 計 用 荷 重 PD,MD（以下「ＤＢ設計荷重」という。）及び温度条件と，ＳＳとを組み合わせている。
このことから，ＳＡ施設としての設計においては，ＳＡ時の荷重がＤＢ設計荷重を超える場合は，ＳＡ時の荷重を元に新たに設定した設計荷重（以下「ＳＡ設計荷重」という。）とＳＳを組合せる。
また，ＳＡ時の荷重がＤＢ設計荷重以下の場合は，ＤＢ設計荷重とＳＳとの組合せの評価で代表させる。温度条件についても同様に扱う。

※ １ ： Ｅ Ｃ Ｃ Ｓ 等 に つ い て は 運 転 状 態 Ⅳ （ L） も 含 む 。 そ の 理 由 は
以下のとおり。
Ｅ Ｃ Ｃ Ｓ 等 に つ い て は ， JEAG4601・ 補 -1984 に お い て ， 運 転状 態 Ⅳ (L) に 対 す る 許 容 応 力 状 態 が I A * と 定 め ら れ て お り ， I A *の 定 義 と し て は ， 「 Ｅ Ｃ Ｃ Ｓ 等 の よ う に 運 転 状 態 Ⅳ (L) が 設 計条件となっているものに対する許容応力状態で許容応力状態
IA に 準 ず る 。 」 と さ れ て い る 。
つまり，ＥＣＣＳ等については，運転状態Ⅰ〜Ⅲだけでな
く ， 運 転 状 態 Ⅳ (L) も 設 計 条 件 と な っ て お り ， 運 転 状 態 Ⅰ 〜 Ⅳ(L)を 考 慮 し て Ｄ Ｂ 設 計 条 件 （ 荷 重 ・ 温 度 ） を 設 定 し て い る 。
な お ， JEAG4601 に お い て は 荷 重 の 組 合 せ の 考 え 方 は ， 運 転状 態 Ⅰ 〜 Ⅲ と Ｓ Ｓ を ， 運 転 状 態 Ⅳ (L) と Ｓ ｄ と 組 み 合 わ せ る こ
39-4-113

118

と と な っ て い る が ， 実 設 計 に お い て は ， 設 計 用 荷 重 で あ る PＤ ，
M Ｄ を 用 い て 設 計 を 行 う こ と か ら ， 運 転 状 態 Ⅰ 〜 Ⅳ (L)を 包 絡 するようにを設定し，それらとＳＳを組み合わせている。
ここで，旧指針においては，耐震ＡＳ，Ａ，Ｂ，Ｃクラスというクラス分類がなされていることから，耐震Ａクラスの設
備においては，ＳＳとの組合せは実施せず，Ｓ１との組合せにより設計がなされていた。一方，現在の規制基準においては，
耐震ＡＳ，Ａクラスを統合して，耐震Ｓクラスとし，ＳＳ，Ｓ
ｄ

双方との組合せで設計することとなっていることから，上述の と お り ， PＤ ， MＤ と Ｓ ｓ の 組 合 せ を 実 施 す る こ と に な る 。

【継続時間の検討における対象条件と網羅性】
ＤＢ設計においてＳＳ，Ｓｄとの組合せを行う荷重，温度条件は，「ＤＢ設計荷重・温度」の一種類であるため，継続時間としてこの条件を超える時間を検討している。

添 付 6. 1 表

全般施設の荷重組合せで用いる地震以外の荷重と温度条件
Ｓｓ

Ｓｄ

ＤＢ荷重・温度

ＤＢ設計荷重・温度

ＤＢ設計荷重・温度

ＳＡ荷重・温度（ＤＢ設計荷重・温度＜ＳＡ時荷重の場合）−

ＳＡ・短期荷重・温度，ＳＡ長期荷重・温度の厳しい方（ＤＢ設計荷重・温度≧ＳＡ時荷重の場合）
ＤＢ設計荷重・温度

ｂ．ＰＣＶ【ＤＢ設計条件とＳＡ設計条件の整理】
39-4-114

119

Ｄ Ｂ 設 計 で の 組 合 せ で は ， JEAG4601 に 記 載 の と お り ， 運 転 状 態 Ⅰ 〜
Ⅲ の 荷 重 は Ｓ Ｓ と 組 み 合 わ せ ， ま た 運 転 状 態 Ⅳ (L) の 荷 重 は Ｓ ｄ と 組 み合わせている。
ここで，ＰＣＶの運転状態Ⅰ〜Ⅲの荷重・温度は通常運転状態と同
じ ， ま た ， 運 転 状 態 Ⅳ (L) （ Ｌ Ｏ Ｃ Ａ 後 長 期 間 経 過 し た 状 態 ） の 荷
重・温度は，運転状態Ⅰ〜Ⅲの条件よりも厳しい条件となっているこ
いとから，ＤＢ設計で考慮している荷重条件は次の 2 種類となる。
・運転状態Ⅰ〜Ⅲを踏まえて設定した条件：通常運転時圧力・温度・ 運 転 状 態 Ⅳ (L ) を 踏 ま え て 設 定 し た 条 件 ： Ｌ Ｏ Ｃ Ａ 後 の 最 大 内
圧・温度以上を踏まえ，ＰＣＶのＳＡ施設としての設計においては，組合せを検討する条件として，以下の 2 種類を設定し，それぞれの継続時間を考慮して実際の組合せを設定している。
・ Ｓ Ａ 後 の 長 期 (L)に お け る 荷 重 ・ 温 度
・ Ｓ Ａ 後 の 長 期 (LL)に お け る 荷 重 ・ 温 度【継続時間の検討における対象条件の網羅性】
ＤＢにおいては，以下の組合せに対する設計を行っている。
・通常運転圧力＋ＳＳ
・ＬＯＣＡ後の最大圧力＋Ｓｄ
ＳＡにおける設計条件（組合せ）は，このＤＢ設計条件への包絡性を踏まえ，① Ｓ Ａ 後 の 長 期 (LL)荷 重 ＋ Ｓ Ｓ→ Ｓ Ｓ に は ， 継 続 時 間 を 考 慮 し て 長 期 (LL) 荷 重 (2 × 10 − １ 年 以 降 )を組み合わせる。
39-4-115

120

② Ｓ Ａ 後 の 長 期 (L)荷 重 （ Ｓ Ａ 後 の 最 高 圧 力 ・ 温 度 ） ＋ Ｓ ｄ→ Ｓ ｄ に は ， 継 続 時 間 を 考 慮 し て 長 期 (L) 荷 重 (10 − ２ 〜 2 × 10 − １
年 )を 組 み 合 わ せ る 。
添 付 6. 2 表

ＰＣＶの荷重組合せで用いる地震以外の荷重と温度条件
ＳＳ

Ｓｄ

ＤＢ荷重・温度

通常運転時圧力・温度

ＬＯＣＡ後の最大内圧・温度

ＳＡ荷重・温度Ｓ Ａ 後 の 長 期 (LL )圧 力 ・ 温 度

Ｓ Ａ 後 の 長 期 (L) 圧 力 ・ 温 度

ｃ．ＲＰＶ【ＤＢ設計条件とＳＡ設計条件の整理】
Ｄ Ｂ 設 計 で の 組 合 せ で は ， JEAG4601 に 記 載 の と お り ， 運 転 状 態 Ⅰ 〜
Ⅲ の 荷 重 は Ｓ Ｓ と 組 み 合 わ せ ， ま た 運 転 状 態 Ⅳ (L) の 荷 重 は Ｓ ｄ と 組 み合わせている。
ここで，ＲＰＶの運転状態Ⅰ〜Ⅲを踏まえて設定される圧力・温度は運転状態Ⅱ（全給水流量喪失又はタービントリップ）であり，これは 運 転 状 態 Ⅳ (L) （ Ｌ Ｏ Ｃ Ａ 後 長 期 間 経 過 し た 状 態 ） の 圧 力 ・ 温 度 より高いため，実際の評価では，「全給水流量喪失又はタービントリップ」による圧力・温度とＳＳ，Ｓｄを組み合わせて評価している。
以上を踏まえ，ＲＰＶのＳＡ施設としての設計においては，組合せを 検 討 す る 荷 重 と し て ， Ｓ Ａ 後 の 長 期 (L) 荷 重 ・ 温 度 を 設 定 す る 。 Ｓ
Ａにおける設計条件（組合せ）は，このＤＢ設計条件への包絡性を踏
ま え Ｓ Ａ 後 の 長 期 (LL) 荷 重 と Ｓ Ｓ ， Ｓ Ａ 後 の 長 期 (L) 荷 重 と Ｓ ｄ を 組 み合わせる方針とする。

39-4-116121

【継続時間の検討における対象条件の網羅性】
ＤＢにおいては，以下の組合せに対する設計を行っている。
・全給水流量喪失又はタービントリップ＋ＳＳ
・全給水流量喪失又はタービントリップ＋Ｓｄ
ＳＡにおける設計条件（組合せ）は，このＤＢ設計条件への包絡性を踏まえ，① Ｓ Ａ 後 の 長 期 (LL)荷 重 ＋ Ｓ Ｓ→ Ｓ Ｓ に は ， 継 続 時 間 を 考 慮 し て 長 期 (LL) 荷 重 (2×10 − １ 年 以 降 )を組み合わせる。
② Ｓ Ａ 後 の 長 期 (L)荷 重 （ Ｓ Ａ 後 の 最 高 圧 力 ・ 温 度 ） ＋ Ｓ ｄ→ Ｓ ｄ に は ， 継 続 時 間 を 考 慮 し て 長 期 (L) 荷 重 (10 − ２ 〜 2×10 − １
年 )を 組 み 合 わ せ る 。
添 付 6. 3 表

ＤＢ荷重・温度

ＳＡ荷重・温度

ＲＰＶの荷重組合せで用いる地震以外の荷重と温度条件
Ｓｓ

Ｓｄ「全給水流量喪失又はタービン「全給水流量喪失又はタービントリップ」による圧力・温度

トリップ」による圧力・温度

Ｓ Ａ 後 の 長 期 (LL )圧 力 ・ 温 度

Ｓ Ａ 後 の 長 期 (L) 圧 力 ・ 温 度（ ３ ） JEAG4601 の ア プ ロ ー チ を 用 い た 検 討
本 項 で は ， Ｄ Ｂ 設 備 に お け る 荷 重 の 組 合 せ (JEAG4601) と 今 回 の 検 討にて用いたＳＡ荷重の組合せの考え方を整理する。
ａ ． JEAG4601 に お け る 荷 重 の 組 合 せ 検 討 の ア プ ロ ー チ① 運転状態の発生確率を設定② 地震の発生確率を設定③ 「運転状態の発生確率」，「地震の発生確率」，「継続時間」の39-4-117122

積 が 10 − ７ ／ 炉 年 に な る 継 続 時 間 を 設 定④ 10 − ７ ／ 炉 年 と な る 継 続 時 間 に お け る 荷 重 を ， 地 震 と 組 み 合 わ せる条件とする。
ｂ．今回の検討に用いたＳＡ荷重の組合せ検討のアプローチ① ＳＡ事象の発生確率を設定② 地震の発生確率を設定③ 「ＳＡ事象の発生確率」，「地震の発生確率」，「継続時間」の積 が 10 − ８ ／ 炉 年 に な る 継 続 時 間 を 設 定④ 10 − ８ ／ 炉 年 と な る 継 続 時 間 に お け る 荷 重 を ， 地 震 と 組 み 合 わ せる条件とする。

以上より，③，④で用いた組合せの判定基準は，今回のＳＡ荷重の 組 合 せ の 検 討 （ 1 0 − ８ ／ 炉 年 ） の 方 が ， JEAG4601 に お け る 荷 重 の組 合 せ 検 討 （ 10 − ７ ／ 炉 年 ） の ア プ ロ ー チ よ り も ， 保 守 的 な 条 件 と なっている。

（４）まとめ
以上のとおり，各施設のＳＡ荷重と組合せの検討では，ＳＳ，Ｓｄと Ｓ Ａ 荷 重 を 適 切 に 考 慮 し て お り ， JEAG4601 に お け る 検 討 ア プ ロ ー チ
よりも保守的な条件となっている。

39-4-118123

添付資料−7荷重の組合せ表(1)記 号 の 説 明
D： 死 荷 重
PD： 地 震 と 組 合 す べ き プ ラ ン ト の 運 転 状 態 Ⅰ 及 び Ⅱ （ 運 転 状 態 Ⅲ が ある場合にはこれを含む），又は当該設備に設計上定められた最高使用圧力による荷重
P P S A ( L ) ： 格 納 容 器 の 重 大 事 故 に お け る 長 期 圧 力 (長 期 (L))
P P S A ( L L ) ： 格 納 容 器 の 重 大 事 故 に お け る 長 期 圧 力 (長 期 (LL))
PRSA(L)： 原 子 炉 冷 却 材 圧 力 バ ウ ン ダ リ の 重 大 事 故 に お け る 長 期 圧 力 (長期 (L))P R S A ( L L ) ： 原 子 炉 冷 却 材 圧 力 バ ウ ン ダ リ の 重 大 事 故 に お け る 長 期 圧 力 (長期 (LL))
PSA： 重 大 事 故 に お け る 運 転 状 態 を 考 慮 し て 設 定 し た 設 計 圧 力
M: 地 震 及 び 死 荷 重 以 外 で 地 震 と 組 合 す べ き プ ラ ン ト の 運 転 状 態 （ 冷 却材喪失事故後の状態は除く）で設備に作用している機械的荷重（各運転状態における P 及び M については，安全側に設定された値（最高使用圧力，設計機械荷重等）を用いてもよい。）
MD： 地 震 と 組 合 す べ き プ ラ ン ト の 運 転 状 態 Ⅰ 及 び Ⅱ （ 運 転 状 態 Ⅲ が ある場合にはこれを含む），又は当該設備に設計上定められた機械
的荷重
TD： 設 計 基 準 対 象 施 設 の 耐 震 設 計 上 の 温 度
TPSA ： 格 納 容 器 の 重 大 事 故 に お け る 長 期 温 度 （ 最 高 使 用 温 度 を 用 い てもよい。）
TRSA(L)： 原 子 炉 冷 却 材 圧 力 バ ウ ン ダ リ の 重 大 事 故 に お け る 長 期 温 度 (最高使用温度を用いてもよい。
39-4-119

124

TSA： 重 大 事 故 に お け る 運 転 状 態 を 考 慮 し て 設 定 し た 設 計 温 度
TD：重大事故における施設本体の温度，及び施設周辺の雰囲気温度を考慮して設定した温度

Sd:弾 性 設 計 用 地 震 動 Ｓ ｄ に よ り 定 ま る 地 震 力 又 は 静 的 地 震 力
Ss： 基 準 地 震 動 Ｓ Ｓ に よ り 定 ま る 地 震 力
Ⅳ A S： JSME S NC1 の 供 用 状 態 D 相 当 の 許 容 応 力 を 基 準 と し て ， そ れ に
地震により生じる応力に対する特別な応力制限を加えた許容応力
状態
Ⅴ AS ： 運 転 状 態 Ⅴ 相 当 の 応 力 評 価 を 行 う 許 容 応 力 を 基 本 と し て ， そ れに地震により生じる応力に対する特別な応力制限を加えた許容応
力状態

39-4-120125

(2)荷 重 の 組 合 せ 表
許容応力

施設区分

荷重の組合せ温度条件

格納容器バウンダリを構成する設備

D+PPSA(L)+M+Sd

TPSA(L)Ⅴ AS

検 討 項 目（ＰＣＶバウンダリ）

D+PPSA(LL)+M+Sd

TPSA(LL)

Ⅴ AS

6.2

D+PRSA(L)+M+Sd

TRSA(L)Ⅴ AS

検 討 項 目

D+PRSA(LL)+M+Sd

TRSA(LL)

Ⅴ AS

6.3

備考

状態

格 納 容 器

原子炉冷却

内 の Ｓ Ａ

材圧力バウ

施設

ンダリを構

支 持 構 造D+PRSA(L)+M+Sd

Ta

Ⅴ AS

検 討 項 目成する設備

物

D+PRSA(LL)+M+Sd

Ta

Ⅴ AS

6.4

施設本体

D+(PD ※ 1 又 はTD ※ 1 又 はⅤ AS

検 討 項 目PSA の 厳 し い

TSA の 厳 し方 )+MD+Ss

い方

施設本体

（ＲＰＶバ
ウンダリ）
全般施設

※ 1

支 持 構 造D+(PD物

PSA の 厳 し い

又 は

Ta

6.1

Ⅴ AS

検 討 項 目
6.4方 )+MD+Ss
格納容器外の全般施設

施設本体

D+(PD ※ 1 又 はTD ※ 1 又 は

PSA の 厳 し い

TSA の 厳 し方 )+MD+Ss

い方支 持 構 造D+(PD ※ 1 又 はTa

物

PSA の 厳 し い

TPSA

検 討 項 目
6.1

TPSA

検 討 項 目
6.1方 )+MD+Ss※１：ＤＢ施設を兼ねるＳＡ施設についても考慮する。
※２：ⅤＡＳの許容限界は，ⅣＡＳと同じものを適用する。

39-4-121126

添付資料−8

重大事故時の荷重条件の妥当性について
(1)

はじめに
重大事故時の耐震評価においては，地震力と重大事故時の原子

炉冷却材圧力バウンダリ及び格納容器にかかる圧力・温度を組み合わせる場合，耐震評価に用いる圧力・温度は高い方が評価結果
は厳しくなる。したがって，重大事故時の耐震評価における地震
力と組み合わせる圧力・温度条件としては，有効性評価結果の中から事象発生時の原子炉冷却材圧力バウンダリ及び格納容器にかかる最高圧力及び最高温度を選定することとし，全ての事故シー
ケンスグループ等のうち，原子炉冷却材圧力バウンダリ及び格納容器の圧力・温度が最も厳しくなるものを選定することとした。
選定した事故シーケンスグループ等の有効性評価では，不確かさの影響評価（別紙 1 参照）を行っており，解析コードにおける重要物理現象及び解析条件（初期条件，事故条件，機器条件）に対して，評価項目となるパラメータに与える不確かさの影響について評価している。
有効性評価における解析条件設定は，解析条件及び解析コードの不確かさを考慮して，設計値を用いるか又は評価項目となるパラメータに対して余裕が小さくなるような設定とすることとしており（別紙 2 から別紙 4 参照），解析コード及び解析条件の不確
かさについて確認した結果，評価項目となるパラメータに与える影響は小さいことを確認していることから，耐震評価に用いる原子炉冷却材圧力バウンダリ及び格納容器の圧力・温度条件として，不確かさは考慮せず，有効性評価結果から得られる最高圧力・温度に基づいた保守的な圧力・温度を用いることとした。
39-4-122127

耐震評価に用いる重大事故時の地震力と組み合わせる原子炉冷却材圧力バウンダリ及び格納容器の具体的な圧力・温度条件について次項以降に示す。

(2)

耐震評価で用いる原子炉冷却材圧力バウンダリの圧力・温度について
原子炉冷却材圧力バウンダリにかかる圧力及び温度が最高となる事故シーケンスは，有効性評価で考慮する全ての事故シーケン
スグループ等のうち，「原子炉停止機能喪失」であり，ＡＴＷＳ
で考慮する運転時の異常な過渡変化のうち，過渡事象として主蒸
気隔離弁の誤閉止の発生を仮定するとともに，原子炉自動停止機
能が喪失する事象であり，緩和措置がとられない場合には，原子炉出力が維持されるため，原子炉圧力容器が高温・高圧状態となる。
「原子炉停止機能喪失」の炉心損傷防止対策は，主として当該事故の発生防止のために代替制御棒挿入機能（以下「ＡＲＩ」という。）を備えており，プラント過渡事象が発生し，通常のスクラム機能が，電気的な故障により喪失した場合に，後備の手段としてＡＲＩを作動させることにより原子炉停止機能を確保することとなる。有効性評価では，このＡＲＩの機能に期待せず，最も厳しい過渡事象として主蒸気隔離弁の閉止を条件とし，これによる原子炉圧力上昇による反応度投入，また，主蒸気隔離弁の閉止に伴う給水加熱喪失による反応度投入を評価している。これに対し，原子炉出力を抑制するためのＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉
39-4-123128

再循環ポンプトリップ機能），運転員による原子炉水位維持操作（自動減圧系の自動起動阻止含む）及びほう酸水注入系による原子炉未臨界操作により原子炉を未臨界へ移行させることとなる。
この事故シーケンスにおけるＳＡ発生後の原子炉圧力の最高値，
原 子 炉 冷 却 材 温 度 の 最 高 値 を 添 付 8.1 表 に 示 す 。 ス ク ラ ム を 前 提とした他の事故シーケンスグループ等と比較し，最も早く原子炉圧力が上昇する事象である。
添 付 8.1 表 に 示 す 「 原 子 炉 停 止 機 能 喪 失 」 の 有 効 性 評 価 に お ける解析条件設定は，解析条件及び解析コードの不確かさを考慮して，設計値を用いるか又は評価項目となるパラメータに対して余裕が小さくなるような設定とすることとしている。また，不確かさの影響評価を行っており，その結果として，解析コード及び解析条件の不確かさについて操作への影響を含めて確認した結果，
評価項目となるパラメータに与える影響は小さいことを確認していることから，ここでは不確かさは考慮しない。
「 原 子 炉 停 止 機 能 喪 失 」 の 過 渡 応 答 図 を 添 付 8.1 図 及 び 添 付 8.2
図 に 示 す 。 原 子 炉 圧 力 は 10 秒 以 内 に Ａ Ｔ Ｗ Ｓ 緩 和 設 備 （ 代 替 原 子
炉再循環ポンプトリップ機能）による原子炉出力の低下により，耐 震 設 計 上 の 設 計 圧 力 で あ る 8.37MPa[gage] を 下 回 っ て い る 。 また，冷却材温度も，原子炉圧力の上昇に伴う飽和蒸気温度が上昇
す る が ， 耐 震 設 計 上 の 設 計 温 度 で あ る 299 ℃ を 下 回 っ て い る 。 長期 的 な 観 点 で は ， 事 象 発 生 後 10 秒 以 降 ， 逃 が し 安 全 弁 （ 逃 が し 弁機能）による原子炉圧力制御が行われ，原子炉圧力はほぼ一定で推移する。
運 転 員 が ほ う 酸 注 入 系 を 起 動 し ， 事 象 発 生 後 9 分 30 秒 に ほ う 酸
39-4-124129

水の注入が開始されることにより，原子炉出力は崩壊熱レベルまで速やかに低下する。その後，運転員が原子炉の減圧，除熱及び残留熱除去系による炉心冷却を行うことにより，低温停止状態に至る。
以上より，事象発生直後の圧力上昇以降，原子炉冷却材圧力バ
ウンダリの圧力・温度は，ＤＢ施設の耐震設計上の設計圧力・温度を十分に下回る。

添 付 8.1 表

原子炉冷却材バウンダリのＳＡ時の圧力・温度（有効性評価結果）
原子炉停止機能喪失

ＤＢ条件

最高圧力

約 8.42MPa［ gage］

8.37MPa［ gage］

最高温度

約 298℃

299℃

39-4-125130

主蒸気隔離弁閉止により原子炉圧力上昇してボイドが急減すること伴い出力が上昇し，再循環ポンプトリップにより炉心流量が低下してボイドが急増することで出力が低下

1. 中 性 子 束 （ ％ ）電 動 駆 動 給 水 ポ ン プ の
停 止 に 伴 う 原 子 炉 水 位の低下により出力低下

主蒸気隔離弁の閉止 による 給水
加熱喪失によって出力が上昇
ほう酸水注入系によるほう酸水の注入により負の反応度が印加されることで出力が低下事 故 後 の 時 間 (m)添 付 8.1 図

原子炉停止機能喪失における中性子束の推移（事象発生か ら 60 分 ま で ）主蒸気隔離弁閉止による原子炉圧力の上昇

1. 原 子 炉 圧 力 変 化 （ ×0.01MPa）
2. 原 子 炉 水 位 （ シ ュ ラ ウ ド 外 水 位 ） 変 化 （ ×5cm）

逃がし安全弁（逃がし弁機能）の開閉による蒸気流量の変動

事 故 後 の 時 間 (m)※ ： 初 期 圧 力 6. 93M Pa [gag e]

添 付 8.2 図

原子炉停止機能喪失における原子炉水位及び原子炉圧力の 推 移 （ 事 象 発 生 か ら 60 分 ま で ）39-4-126

131

(3)

耐震評価で用いる格納容器の圧力・温度について
格納容器の圧力・温度条件が最も厳しくなるという点で，最高使用圧力・温度を超え，さらに継続期間の長い事故シーケンスグ
ル ー プ 等 を 抽 出 す る こ と を 目 的 に ， 事 故 発 生 後 10 − ２ 年 （ 約 3 日 後 ）以 内 及 び 事 故 発 生 後 10 − ２ 年 （ 約 3 日 後 ） の 圧 力 ・ 温 度 が 最 も 高 い
事故シーケンスグループ等を抽出した結果，以下の事故シーケンスが挙げられる。
・雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用する場合）
・雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合）
上 記 の い ず れ の 事 故 シ ー ケ ン ス に お い て も ， 事 象 発 生 後 10 − ２ 年（約 3 日後）前までに格納容器圧力逃がし装置又は緊急用海水系を用いた代替循環冷却系等による除熱機能が確保され，最高使用
圧 力 ・ 温 度 以 下 に 維 持 さ れ る 。 10 − ２ 年 （ 約 3 日 後 ） 以 降 の 格 納 容
器圧力については，格納容器内の水素燃焼を防止する観点から格納容器内への窒素注入を実施する運用としていることから，一時的に格納容器圧力が最高使用圧力以下の範囲で圧力上昇する期間が生じるが，上記の除熱機能により，最高使用圧力以下に抑えられる。
し た が っ て ， 10 − ２ 年 （ 約 3 日 後 ） 以 内 の 温 度 及 び 最 高 使 用 圧 力に基づき，事故シーケンスグループ等を選定することは妥当である。
なお，「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」，「原子炉圧力容器外の溶融燃料−冷却材相互作用」及び「溶融炉心・コ
39-4-127132

ンクリート相互作用」は同じ事故シーケンスにより各格納容器破損モードの評価を行っている。これら格納容器破損モードを評価する際には，原子炉圧力容器破損に至るまで炉心損傷を進展させ，その後に生じうる格納容器破損モードに対する有効性を確認する必要があるため，解析の前提として，重大事故等対策設備として整備した原子炉への注水機能は使用しないとの前提で評価することで，各々の格納容器破損モードに対して厳しい条件となるよう保守的な条件設定を行っており，他の事故シーケンス等と比較して前提条件が異なる（本来は，高圧代替注水系により炉心損傷回避が可能な事故シーケンスである）。一方，格納容器に対する静的な過圧・過温に対する長期の頑健性を確認する上では，格納容器圧力及び温度は原子炉停止後の崩壊熱と除熱能力の関係が支配的な要素であることから，「運転中の原子炉における重大事故」に係る格納容器破損モードとして参照する事故シナリオとして，
雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）を
代表シナリオとすることは，原子炉圧力容器破損後のシナリオも考慮していることと等しい。
格納容器破損モード「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用する場合）」及び「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合）」は，大破断ＬＯＣＡが発生し，流出した原子炉冷却材及び溶融炉心の崩壊熱等の熱によって発生した水蒸気，炉心損傷を伴うジルコニウム−水反応によって発生した非凝縮性ガスなどの蓄積により，格納容器の雰囲気圧
力・温度が上昇することになる。
39-4-128133

上記 2 つの事故シーケンスグループ等について，事故発生後の格 納 容 器 の 最 高 圧 力 及 び 最 高 温 度 を 添 付 8.2 表 に 示 す 。 添 付 8.2
表に示すとおり，最高圧力及び温度はほぼ同等であり，これら 2つの事故シーケンスグループでの最高圧力・温度を，耐震評価における重大事故時の地震力と組み合わせる格納容器の圧力・温度条件とする。
なお，上記の 2 つの事故シーケンスグループ等の有効性評価では，不確かさの影響評価を行っており，解析コードにおける重要
物理現象及び解析条件（初期条件，事故条件，機器条件）に対して，評価項目となるパラメータに与える不確かさの影響について評価している。
有効性評価における解析条件設定は，解析条件及び解析コードの不確かさを考慮して，設計値を用いるか又は評価項目となるパラメータに対して余裕が小さくなるような設定とすることとしており，また，不確かさの影響評価を行っており，その結果として，
解析コード及び解析条件の不確かさについて操作への影響を含めて確認した結果，評価項目となるパラメータに与える影響は小さい こ と を 確 認 し て い る 。 し か し な が ら ， 事 象 発 生 後 10 − ２ 年 の タ イ
ミングにおける格納容器の圧力・温度条件の厳しさの観点では，「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合）」において，格納容器圧力の上昇の速度が遅く，格納容器スプレイ流量が抑制できる場合な
ど，格納容器圧力逃がし装置の使用タイミングが遅くなり，格納容器圧力のピークとなる時期が遅れることで，圧力・温度条件が
厳 し く な る 可 能 性 が あ る こ と か ら ， Ｓ Ａ 発 生 後 10 − ２ 年 以 上 2×10
39-4-129134

−１

年 未 満 の 期 間 と し て 組 み 合 わ せ る 荷 重 は ， 添 付 8.2 表 の 事 象 発

生以降の最大となる荷重（有効性評価結果の最高圧力・最高温度）
をＳｄと組み合わせる。
上記の 2 つの事故シーケンスグループ等について，格納容器圧
力 ・ 温 度 の 解 析 結 果 を 添 付 8.3 図 か ら 8.6 図 に 示 す 。 添 付 8.3 図
か ら 8.6 図 よ り ， 重 大 事 故 発 生 後 10 − ２ 年 （ 約 3 日 後 ） 前 ま で に ，格納容器圧力逃がし装置又は緊急用海水系を用いた代替循環冷却系による除熱機能が確保され，最高使用圧力・温度以下に維持され る 。 代 替 循 環 冷 却 系 を 使 用 す る 場 合 に お け る 10 − ２ 年 （ 約 3 日 後 ）以降の格納容器圧力については，格納容器内の水素燃焼の防止のため格納容器内への窒素封入を実施する運用としていることから，
一時的に上昇する期間があるが，上記の除熱機能により最高使用
圧力以下に抑えられる。

添 付 8.2 表

格納容器のＳＡ時の圧力・温度（有効性評価結果）

格納容器過圧・過温破損（代替循環冷却系を使用する場合）

格納容器過圧・過温破損（代替循環冷却系を使用しない場合）

310k Pa[g age ]以 下

約 46 5kP a[gage]

約 13 9℃

約 157℃

圧 力 （ 10 − ２ 年 後 ）310k Pa[g age ]以 下

約 46 5kP a[g age] 以 下

温 度 （ 10 − ２ 年 後 ）約 13 9℃ 以 下

約 15 7℃ 以 下

最高圧力
最高温度
（壁面温度）

39-4-130

135

0.8

格
納
容
器
圧
力

ＬＯＣＡ破断口からの蒸気流出に伴い格納容器圧
力が上昇するため常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格 納 容 器 冷 却 操 作 （ 25 分 ） を 実 施 し 格 納 容 器 圧 力の上昇を抑制ドライウェルサプレッション・チェンバ

0.6

0.62MPa[gage]0.4

格 納 容 器 圧 力 310kPa[gage]到 達 に て 可 搬型窒素供給装置による窒素供給停止（約163 時 間 ）代替循環冷却系による格納容器除熱操作（ 90 分 ） に 伴 う 格 納 容 器 圧 力 の 上 昇 抑 制(MPa[gage])
格 納 容 器 酸 素 濃 度 （ ド ラ イ 条 件 ） 4.0%到 達 にて可搬型窒素供給装置による格納容器への窒
素 供 給 操 作 開 始 （ 約 84 時 間 ）0.2

最 大 圧 力 約 0.31MPa（ 約 163 時 間 ）

0.0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2AE--3H68003

添 付 8.3 図 「 雰 囲 気 圧 力 ・ 温 度 に よ る 静 的 負 荷 （ 格 納 容 器 過 圧 ・過温破損）（代替循環冷却系を使用する場合）」における格納容器
圧力の推移

300
最 高 温 度 約 202℃ （ 壁 面 温 度 約 137℃ ） （ 約 0.7 時 間 ）ドライウェル
壁 面 最 高 温 度 約 139℃ （ 約 0.9 時 間 ）サプレッション・チェンバ

200℃

格
納
容
器
温
度

200

（℃）

100

代替循環冷却系による格納容器除熱操
作 （ 90 分 ） に 伴 う 格 納 容 器 雰 囲 気 温 度の上昇抑制

可搬型窒素供給装置を用いた格納容器
内窒素供給操作開始による格納容器圧力の変動に伴う格納容器雰囲気温度の変 動 （ 約 84 時 間 ）ＬＯＣＡ破断口からの蒸気流出に伴い格納容器雰囲気温度が上昇するため常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設 ） に よ る 格 納 容 器 冷 却 操 作 （ 25 分 ） を 実 施 し 格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 の上昇を抑制する

0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2AE--3H68003

添 付 8.4 図 「 雰 囲 気 圧 力 ・ 温 度 に よ る 静 的 負 荷 （ 格 納 容 器 過 圧 ・過温破損）（代替循環冷却系を使用する場合）」における格納容器
温度（気相部）の推移
39-4-131

136

0.8

ＬＯＣＡ破断口からの蒸気流出に伴い格納容器圧力が上昇するため常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替
格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却
操 作 （ 25 分 ） を 実 施 し 格 納 容 器 圧 力 の 上 昇 を 抑 制

0.6
格
納
容
器
圧
力

ドライウェルサプレッション・チェンバ
0.62MPa[gage]

常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却
系 （ 常 設 ） に よ る 格 納 容 器 冷 却 操 作 （ 約 3.9 時 間 ） に 伴 う 圧 力 変化
最 大 圧 力 約 0.47MPa[gage]（ 約 3.9 時 間 ）格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱
操 作 （ 約 19 時 間 ） の 実 施 に 伴 う 格 納 容 器 圧 力
の低下

0.4

(MPa[gage])

0.2

0.0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2AE--3GBU007

添 付 8.5 図 「 雰 囲 気 圧 力 ・ 温 度 に よ る 静 的 負 荷 （ 格 納 容 器 過 圧 ・ 過温破損）（代替循環冷却を使用しない場合）」における格納容器圧
力の推移

300
最 高 温 度 約 202℃ （ 壁 面 温 度 約 137℃ ）（ 約 0.7 時 間 ）壁 面 最 高 温 度 約 157℃ （ 約 3.9 時 間 ）ドライウェル

格納容器雰囲気温度

サプレッション・チェンバ

200℃

格
納
容
器
温
度

200

（℃）

100

常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷
却 系 （ 常 設 ） に よ る 格 納 容 器 冷 却 操 作 （ 約 3.9 時 間 ） に 伴 う
温度低下

格 納 容 器 圧 力 逃 が し 装 置 に よ る 格 納 容 器 除 熱 操 作 （ 約 19 時 間 ）その後、崩壊熱の低下とともに徐々に格納容器雰囲気温度低下
ＬＯＣＡ破断口からの蒸気流出に伴い格納容器雰囲気温度が上昇するため常設
低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納 容 器 冷 却 操 作 （ 25 分 ） を 実 施 し 格 納 容 器 雰 囲 気 温 度 の 上 昇 を 抑 制 す る

0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)JOB No.MA47BNT2AE--3GBU007

添 付 8.6 図 「 雰 囲 気 圧 力 ・ 温 度 に よ る 静 的 負 荷 （ 格 納 容 器 過 圧 ・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合）」における格納容
器温度（気相部）の推移

39-4-132

137

(4)

重大事故等時の耐震評価で用いる原子炉冷却材圧力バウンダリ
及び格納容器の圧力・温度評価のための解析条件について前述のとおり，重大事故等対処施設の耐震評価で用いる原子炉

冷却材圧力バウンダリ及び格納容器の圧力・温度は高い方が耐震評価は厳しくなる。このため，耐震評価における重大事故時の地震力と組み合わせる原子炉冷却材圧力バウンダリ及び格納容器の
圧力・温度条件については，有効性評価で考慮する全ての事故シーケンスのうち，最も厳しくなる事故シーケンスの圧力及び温度を選定することとした。
耐震評価に用いる重大事故時の地震力と組み合わせる原子炉冷却材圧力バウンダリ及び格納容器の圧力・温度評価のための解析
条 件 の 考 え 方 を 添 付 8.3 表 に 示 す 。

39-4-133138

添 付 8.3 表

重大事故等対処施設の耐震評価で用いる圧力及び温度条件の考え方

条件
ＲＰＶ

圧力
温度

ＰＣＶ

圧力
温度

事故シーケンスと選定の考え方原子炉停止機能喪失（全事故シーケンスの
うち，原子炉圧力・温度が最も厳しくなる事
故シーケンスを選定）

格納容器過圧・過温破
損（全事故シーケンスのうち，格納容器圧力・温度が最も厳しくなる
事故シーケンスを選定）

条件設定の考え方
原子炉熱出力，原子炉圧力，炉心流量，
給水温度は，最確条件を使用するが，本事故シーケンスの事象進展に最も影響の大きい，主蒸気隔離弁の誤閉止を過渡事
象として選定するとともに核データ（動的ボイド係数・動的ドップラ係数）を反応度印加割合が大きくなるよう保守的な条件として設定している。
格納容器空間部容積及び初期ドライウェ
ル雰囲気温度は設計値を使用し，サプレ
ッション・プール水温（サプレッショ
ン・チェンバ気相部温度と同じ）及びサ
プレッション・プール水位はサプレッション・プールでの圧力抑制効果が厳しくなる条件として設定。
格納容器圧力・温度に対して最も影響の大きい条件である崩壊熱及び外部水源の温度については，保守的な条件として設定している。

39-4-134

139

別紙 1
解析コード及び解析条件の不確かさ影響評価フロー
解析条件（操作条件）の不確かさ

解析コードにおける重要現象の不確かさ

解析条件（操作条件）

解析条件（初期条件，事故条件及び機器条件）の不確

訓練実績等
比較

※１

6 因子に分解した要因分析※１

運転員等操作時間に与える影響

操作の不確かさの要因を以下の 6 因子に分解して運転
員等操作時間に与える影響を分析
・認知
・要員配置
・移動
・操作所要時間・他の並列操作有無・操作の確実さ評価項目となるパラメータに与える影響操作遅れ等を考慮した時間余裕の把握Yes

評 価 項 目 と な る パ
ラ メ ー タ に 対 し て
余 裕 が 大 き く な るNo
定 量 的 な 方 法 に より 影 響 が 無 い こ とを 容 易 に 判 断 で きNo操 作 時 間 余 裕 は 概
ね１時間以上か？

定性的な考察により影響を確認する

Yes
No
解析結果等を用いて，影響の程度を確認する

解 析 条 件 の う ち 操
作条件か？

定 量 的 な 方 法 に より 影 響 が な い こ とを 容 易 に 判 断 で き

Yes

No
No
感度解析により影響
を確認する

※２

Yes

定性的な考察により影響を確認する

Yes

解析結果等を用いて，影響の程度を確認する

操作開始時間の遅れを考慮した条件を設定し感度解析を実施

評価項目となるパラメータに対する影響評価の考え方

解析コードにおける重要現象の不確かさの場合①真値が解析結果に包含されるもの⇒定性的に影響が無いことを確認

解析条件（初期条件，事故条件）の不確かさの場合①実績値が解析条件に包含されるもの⇒定性的に影響が無いことを確認

解析結果

解析条件値

解析条件（操作条件）の不確
かさの場合①解析上の操作時間の余裕があるもの⇒定性的に影響が無いことを確認
解析上の操作時
間

実績値
真値②真値が解析結果に包含されないもの⇒定量的に影響を確認又は感度解析にて影響を確認

実際の操作時間②実績値が解析条件に対して正負の値をとるもの⇒厳しい側において定量的に影響を確
認又は感度解析にて影響を確認

真値
解析条件値

②解析上の操作時間の余裕がないもの⇒定量的に影響を確認又は感度解析にて影響を確認
実際の操作時間

実績値
解析上の操作時間

解析結果

39-4-135

140

別紙 2

主 要 解 析 条 件 （ 原 子 炉 停 止 機 能 喪 失 ） （ 1／ 6）
項

目

解析コード
原子炉熱出力原子炉圧力（圧力容器ドーム部）
原子炉水位

主要解析条件プラント動特性：ＲＥＤＹ

条件設定の考え方−

3,293MW

定格熱出力を設定

6.93MPa[gage]

定格圧力を設定

通常運転水位（セパレータ
ス カ ー ト 下 端 か ら ＋ 126 ㎝ ）通常運転水位を設定

39-4-136

初期条件

炉心流量

41,060t／ h（ 85％ ）

初期炉心流量が小さいほど，初期のボイド率が大きくなることで原子炉圧力上昇時にボイドが潰れることで印加される正の反応度が大きくなり，原子炉出力の観点で厳しい設定となる
このため，保安規定の運転範囲における原子炉定格出力時の下限流量
を設定

主蒸気流量

6,420t／ h

定格主蒸気流量を設定

給水温度

燃料及び炉心核データ（動的ボイド係数）
核データ（動的ドップラ係数）
格納容器圧力
格納容器空間体積

216℃

９ ×９ 燃 料 （ Ａ 型 ）単一炉心
平 衡 サ イ ク ル 末 期 の 値 の 1.25
倍
平 衡 サ イ ク ル 末 期 の 値 の 0.9
倍5kPa[gage]
9,800m３

初期給水温度が低い方が，印加反応度が大きくなり原子炉出力が高めに推移することで，格納容器圧力及び温度並びにサプレッション・プ
ール水温度に対して厳しい設定となる。このため，通常運転時の状態を包含する低めの温度を設定
初 期 温 度 216℃ か ら 主 蒸 気 隔 離 弁 閉 止 に 伴 う 給 水 加 熱 喪 失 に よ り 一 次 遅
れ で 低 下 し ， 電 動 駆 動 給 水 ポ ン プ 停 止 時 点 で 約 84℃ ま で 低 下
９ ×９ 燃 料 （ Ａ 型 ） と ９ ×９ 燃 料 （ Ｂ 型 ） は ， 熱 水 力 的 な 特 性 は ほ ぼ
同等であり，その他の核的特性等の違いは燃料棒最大線出力密度の保守 性 に 包 含 さ れ る こ と か ら ， 代 表 的 に ９ ×９ 燃 料 （ Ａ 型 ） を 設 定
炉心に印加される正の反応度が大きくなる保守的な条件を設定
格納容器圧力の観点で厳しい高めの設定として，通常運転時の圧力を包含する値を設定
設計値を設定141

主 要 解 析 条 件 （ 原 子 炉 停 止 機 能 喪 失 ） （ 2／ 6）
項

目

主要解析条件

初期条
件

サプレッション・プール
水量
サプレッション・プール
水温度3,300m３
32℃

事故条件

起因事象
安全機能の喪失に対する仮定主蒸気隔離弁の誤閉止
原子炉停止機能
手動での原子炉スクラム
代替制御棒挿入機能（ＡＲＩ）

外部電源

外部電源あり条件設定の考え方
サプレッション・プールでの圧力抑制効果が厳しくなる少なめの水量として，保安規定の運転上の制限における下限値を設定
サプレッション・プールでの圧力抑制効果が厳しくなる高めの水温として，保安規定の運転上の制限における上限値を設定
運転時の異常な過渡変化の中で原子炉圧力の上昇が大きく，原
子炉出力の観点で厳しい主蒸気隔離弁の誤閉止を設定
バックアップを含めた全ての制御棒挿入機能の喪失を設定

39-4-137

重大事故等対策に関連する機器条

給復水系及び再循環ポンプが一定期間運転を継続することで，原子炉出力の観点で厳しい外部電源ありを設定−
原子炉圧力の上昇が早く，原子炉出力の観点で厳しい条件である保安規定の運転上の制限における下限値を設定

原子炉スクラム

主蒸気隔離弁閉

主蒸気隔離弁の閉止時間

3 秒

ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプ
トリップ機能）原 子 炉 圧 力 高 （ 7.39MPa[gage]） に て
再循環ポンプが 2 台トリップ（ 遅 れ 時 間 0.2 秒 ）設計値を設定ドライウェル圧力高設定点

13.7kPa[gage]

設計値を設定逃がし安全弁

逃がし弁機能7.37MPa[gage]×2 個 ， 354.6t/h/個
7.44MPa[gage]×4 個 ， 357.8t/h/個
7.51MPa[gage]×4 個 ， 361.1t/h/個
7.58MPa[gage]×4 個 ， 364.3t/h/個
7.65MPa[gage]×4 個 ， 367.6t/h/個

設計値を設定原子炉圧力が低めに維持される方が，原子炉圧力に依存する高圧炉心スプレイ系の注水流量が大きくなり，原子炉水位が高めに維持されることで，原子炉出力の観点で厳しい設定となる

142

主 要 解 析 条 件 （ 原 子 炉 停 止 機 能 喪 失 ） （ 3／ 6）目

ド ラ イ ウ ェ ル 圧 力 高 （ 13.7kPa[gage]） 信 号
にて自動起動（遅れ時間：0 秒）
原子炉水位は原子炉水位異常低下（レベル１）設定点近傍に維持・ 注 水 流 量 ： 145〜 1,506m３ ／ h
・ 注 水 圧 力 ： 0〜 8.30MPa[dif]条件設定の考え方
高圧炉心スプレイ系による原子炉注水開始タイミング
が早く，注水流量が大きい方が，原子炉水位が高めに維持されることで，原子炉出力の観点で厳しい設定となるため，自動起動遅れ時間を 0 秒とし，注水流量はポンプ性能評価に基づく大きめの流量特性を設定
9
8
7
6
5
4
3
2
1
0
0

200

400

600

800

1000

1200

1400

1600

1800

流量（m３／h）

原子炉隔離時冷却系

原子炉水位異常低下（レベル２）信号にて自動起動（遅れ時間：0 秒）
原子炉水位は原子炉水位異常低下（レベル１）設定点近傍に維持
サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 温 度 が 106℃ に 到達した場合は停止
・ 注 水 流 量 ： 136.7m３ ／ h
・ 注 水 圧 力 ： 1.04〜 7.86MPa[dif]注水特性はタービン回転数制御により一定流量に制御されることから，設計値を設定
自動起動遅れ時間は原子炉隔離時冷却系による原子炉
注水開始タイミングが早い方が，原子炉水位が高めに維持されることで原子炉出力の観点で厳しい設定となるため，0 秒を設定
10.0

8.0
原子炉圧力（MPa[dif]）

39-4-138

重大事故等対策に関連する機器条件

高圧炉心スプレイ系

主要解析条件差圧（MPa）

項

6.0

4.0

2.0

0.0
0

100

200

300

400

500

流量（m3 /h）143

主 要 解 析 条 件 （ 原 子 炉 停 止 機 能 喪 失 ） （ 4／ 6）
項

目

主要解析条件

条件設定の考え方

重大事故等対策に関連する機器条件

ほう酸注入系

注 入 流 量 ： 1 63L ／ min
ほ う 酸 水 濃 度 ： 1 3.4wt ％注入流量は設計値を設定
ほう酸水濃度は単位時間当たりに投入される負の反応度が小さくなるよう保安規定の運転上の制限
における下限値を設定

残留熱除去系（サプレッション・プール水冷却系）

熱 交 換 器 1 基 あ た り 約 53MW （ サ プ レ ッ シ
ョ ン ・ プ ー ル 水 温 度 1 00℃ ， 海 水 温 度
27.2℃ に お い て ）設計値を設定39-4-139144

主 要 解 析 条 件 （ 原 子 炉 停 止 機 能 喪 失 ） （ 5／ 6）
項

目

主要解析条件

条件設定の考え方

重大事故等対策に関連する機器条件

ほう酸注入系

注 入 流 量 ： 1 63L ／ min
ほ う 酸 水 濃 度 ： 1 3.4wt ％注入流量は設計値を設定
ほう酸水濃度は単位時間当たりに投入される負の反応度が小さくなるよう保安規定の運転上の制限
における下限値を設定

残留熱除去系（サプレッション・プール水冷
却系）

熱 交 換 器 1 基 あ た り 約 53MW （ サ プ レ ッ シ
ョ ン ・ プ ー ル 水 温 度 1 00℃ ， 海 水 温 度
27.2℃ に お い て ）設計値を設定39-4-140145

主 要 解 析 条 件 （ 原 子 炉 停 止 機 能 喪 失 ） （ 6／ 6）

項目
解析コード

最小限界出力比（ＭＣＰＲ）

燃料棒最大線出力密度（ＭＬＨＧＲ）
ＢＴ判定（時刻）39-4-141

ＢＴ後の被覆管表面熱伝達率
リウェット相関式

主要解析条件

条件設定の考え方

ホットバンドル解析：ＳＣＡＴ−
初期の最小限界出力比が小さい方が沸騰遷移までの余裕が小さくなることで，被覆管温度に対して厳し
い 設 定 と な る 。 こ の た め ， ９ ×９ 燃 料 （ Ａ 型 ） の サ イ
クル初期における保安規定の運転上の制限の下限値
を設定
初期の燃料線出力密度が大きい方が燃料被覆管温度に対して厳しい設定となる。このため，保安規定の運転上の制限における上限値を設定

1.24

44.0kW ／ m
ＧＥＸＬ相関式−修 正 Do ugal l-Roh seno w 式−「ＢＷＲにおける過渡的な沸騰遷移後の 燃 料 健 全 性 評 価 基 準 :2003 」 に お け る
相関式２

−

146

別紙 3
主要解析条件（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損））（ 代 替 循 環 冷 却 系 を 使 用 す る 場 合 ） （ 1 ／ 5）
項目
解析コード
原子炉熱出力原子炉圧力（圧力容器ドーム部）
原子炉水位
炉心流量
燃

料

初期条件

39-4-142

原子炉停止後の崩壊熱

格納容器圧力
格納容器雰囲気温度

主要解析条件ＭＡＡＰ
3,293M W
6.93MP a[gag e]
通常運転水位（セパレータ
ス カ ー ト 下 端 か ら ＋ 12 6cm）
48,300 t／ h
９ ×９ 燃 料 （ Ａ 型 ）ANSI／ ANS-5 .1-1 979（ 燃 焼 度 33 GWd／ t）

5kPa[g age]
57℃

格納容器体積（ドライウェル）5,700m ３

格納容器体積（サプレッション・チェ
ンバ）

空 間 部 ： 4,1 00m ３
液 相 部 ： 3,3 00m ３

条件設定の考え方
本評価事故シーケンスの重要現象を評価できる解析コード
定格熱出力を設定
定格圧力を設定
通常運転水位を設定
定格流量を設定
９ ×９ 燃 料 （ Ａ 型 ） と ９ ×９ 燃 料 （ Ｂ 型 ） は ， 熱 水 力 的 な 特 性
は ほ ぼ 同 等 で あ る こ と か ら ， 代 表 的 に ９ ×９ 燃 料 （ Ａ 型 ） を 設
定
崩壊熱が大きい方が原子炉水位低下及び格納容器圧力上昇の観点で厳しい設定となるため，崩壊熱が大きくなる燃焼度の高い
条 件 と し て ， 1 サ イ ク ル の 運 転 期 間 （ 13 ヶ 月 ） に 調 整 運 転 期 間（約 1 ヶ月）を考慮した運転期間に対応する燃焼度を設定
格納容器圧力の観点で厳しい高めの設定として，通常運転時の圧力を包含する値を設定
ドライウェル内ガス冷却装置の設計温度を設定
設計値を設定サプレッション・プールでの圧力抑制効果が厳しくなる少なめの水量として，保安規定の運転上の制限における下限値を設定

147

主要解析条件（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損））（ 代 替 循 環 冷 却 系 を 使 用 す る 場 合 ） （ 2 ／ 5）
項目

初期条件

主要解析条件

条件設定の考え方

サプレッション・プール水位6.983m（ 通 常 水 位 − 4.7 cm）

サプレッション・プールでの圧力抑制効果が厳しくなる低めの水位として，保安規定の運転上の制限における下限値を設定

サプレッション・プール水
温度32℃

サプレッション・プールでの圧力抑制効果が厳しくなる高めの水温として，保安規定の運転上の制限における上限値を設定

ベント管真空破壊装置作動
差圧

3.45kP a（ ド ラ イ ウ ェ ル − サ
プレッション・チェンバ間
差圧）

外部水源の温度39-4-143

ペデスタル（ドライウェル部）のプール水

設計値を設定35℃

格納容器スプレイによる圧力抑制効果の観点で厳しい高めの水温として，代替淡水貯槽及び水源補給に用いる淡水貯水池の年間の気象条件変化を包含する高めの水温を設定

考慮しない

ペデスタル（ドライウェル部）には通常運転時からプール水が存在するが，格納容器の熱容量に寄与することから，格納容器
雰囲気温度の挙動を厳しく評価する設定として，ペデスタル（
ドライウェル部）のプール水を考慮しない

148

主要解析条件（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損））（ 代 替 循 環 冷 却 系 を 使 用 す る 場 合 ） （ 3 ／ 5）
項目

主要解析条件

条件設定の考え方

大破断ＬＯＣＡ
再循環系の吸込配管の破断

原子炉圧力容器から格納容器への冷却材流出を大きく見積もる厳しい設定として，原子炉圧力容器バウンダリに接続する配管のうち，口径が最大である再循環系の吸込配管における両端破断を設定

高圧注水機能喪失
低圧注水機能喪失
全交流動力電源喪失

高圧注水機能として高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系，低圧注水機能として低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）の機能喪失を設定
全交流動力電源喪失の重畳を考慮し設定

外部電源

外部電源なし安全機能の喪失に対する仮定に基づき設定
ただし，原子炉スクラムについては，外部電源ありの場合を包括する条件として，機器条件に示すとおり設定

水素の発生

ジルコニウム−水反応を考慮

水の放射線分解等による水素発生については，格納容器圧力及び雰囲気温度に与える影響が軽微であることから考慮して
いない

起因事象

事故条件

安全機能の喪失に対する仮定39-4-144149

主要解析条件（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損））（ 代 替 循 環 冷 却 系 を 使 用 す る 場 合 ） （ 4 ／ 5）
項目

主要解析条件

条件設定の考え方

原子炉スクラム

原子炉水位低（レベル３）
信号

短時間であるが原子炉熱出力が維持される厳しい設定として，外部電源喪失時のタービン蒸気加減弁急閉及び原子炉保護系電源喪失による原子炉スクラムについては保守的に考慮せず，原子炉水位低（レベル３）信号にてスクラムするものとして設定

39-4-145

重大事故等対策に関連する機器条件

短時間であるが主蒸気が格納容器内に維持される厳しい設定として，原子炉保護系電源喪失及び原子炉水位異常低下（レベル２）信号による主蒸気隔離弁閉止については保守的に考慮せず，事象発生と同時に主蒸気隔離弁が閉止するものとして設定
事象進展に与える影響は軽微であることから，全交流動力電源喪失によるポンプ停止を踏まえて設定

主蒸気隔離弁事象発生と同時に閉止

再循環ポンプ

事象発生と同時に閉止

低圧代替注水系（常設）

注 水 流 量 ： 2 30m ３ ／ h（ 一 定）

炉心冷却の維持に必要な流量として設定

代替格納容器スプレイ
冷却系（常設）ス プ レ イ 流 量 ： 1 30m ３ ／ h（一定）

格納容器圧力及び雰囲気温度の上昇を抑制可能な流量として，運転手順に基づき設定

解析上考慮しない

格納容器雰囲気温度の挙動を厳しく評価するため，初期条件としてペデスタル（ドライウェル部）のプール水を考慮していないことから，
常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による格納容器下部水位確保操作についても考慮しない。

格納容器下部注水系（
常設）

代替循環冷却系

緊急用海水系

可搬型窒素供給装置

循 環 流 量 は ， 全 体 で 2 50m ３／ h と し ， 原 子 炉 へ 15 0m ３
／ h， 格 納 容 器 ス プ レ イ へ
100m ３ ／ h に 流 量 を 分 配
代替循環冷却系から緊急用
海水系への伝熱容量：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 ）窒 素 19 8m ３ ／ h 及 び 酸 素 2m ３
／h の流量で窒素供給

炉心冷却の維持に必要な流量，格納容器圧力及び雰囲気温度の抑制に必要なスプレイ流量を考慮して設定

代替循環冷却系及び緊急用海水系の系統流量を考慮し設定
代替循環冷却系の除熱性能を厳しくする観点で，過去の実績を包含す
る高めの海水温度を設定
格納容器内の酸素濃度上昇抑制に必要な流量として設定

150

主要解析条件（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損））（ 代 替 循 環 冷 却 系 を 使 用 す る 場 合 ） （ 5 ／ 5）
項目

主要解析条件

条件設定の考え方

重大事故等対策に関連する操作条件

39-4-146

常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作並びに常設
低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（
常設）による格納容器冷却及び低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操作

事 故 発 生 か ら 25 分 後

常設代替高圧電源装置，常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び低圧代替
注水系（常設）の準備に要する時間を考慮して設定

緊急用海水系及び代替循環冷却系による原子炉注水及び格納容器除熱操作

事 象 発 生 か ら 90 分 後

緊急用海水系及び代替循環冷却系の準備期間を考慮して設定

可搬型窒素供給装置による格納
容器内窒素供給操作

格 納 容 器 内 酸 素 濃 度 が 4.0 ％（ドライ条件）に到達時

格 納 容 器 内 酸 素 濃 度 が ベ ン ト 基 準 で あ る 4.3 ％ （ ド ラ イ
条件）到達を防止する観点で設定

151

別紙 4
主要解析条件（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損））（ 代 替 循 環 冷 却 系 を 使 用 し な い 場 合 ） （ 1／ 5）
項目

主要解析条件

解析コード

ＭＡＡＰ

本評価事故シーケンスの重要現象を評価できる解析コード

3,293M W

定格熱出力を設定

6.93MP a[gag e]

定格圧力を設定

原子炉熱出力原子炉圧力（圧力容器ドーム部）
原子炉水位

通常運転水位（セパレータ
ス カ ー ト 下 端 か ら ＋ 12 6cm）

炉心流量48,300 t／ h

初期条件

39-4-147

燃料

原子炉停止後の崩壊熱

格納容器圧力
格納容器雰囲気温度

９ ×９ 燃 料 （ Ａ 型 ）ANSI／ ANS-5 .1-1 979（ 燃 焼 度 33 GWd／ t）
5kPa[g age]
57℃

格納容器体積（ドライウェル）5,700m ３

格納容器体積（ウェットウェル）

空 間 部 ： 4,1 00m ３
液 相 部 ： 3,3 00m ３

条件設定の考え方

通常運転水位を設定
定格流量を設定
９ ×９ 燃 料 （ Ａ 型 ） と ９ ×９ 燃 料 （ Ｂ 型 ） は ， 熱 水 力 的 な 特 性 は
ほ ぼ 同 等 で あ る こ と か ら ， 代 表 的 に ９ ×９ 燃 料 （ Ａ 型 ） を 設 定
崩壊熱が大きい方が原子炉水位低下及び格納容器圧力上昇の観点で厳しい設定となるため，崩壊熱が大きくなる燃焼度の高い条件と し て ， 1 サ イ ク ル の 運 転 期 間 （ 13 ヶ 月 ） に 調 整 運 転 期 間 （ 約 1ヶ月）を考慮した運転期間に対応する燃焼度を設定
格納容器圧力の観点で厳しい高めの設定として，通常運転時の圧力を包含する値を設定
ドライウェル内ガス冷却装置の設計温度を設定
設計値を設定サプレッション・プールでの圧力抑制効果が厳しくなる少なめの水量として，保安規定の運転上の制限における下限値を設定

152

主要解析条件（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損））（ 代 替 循 環 冷 却 系 を 使 用 し な い 場 合 ） （ 2／ 5）
項目

初期条件

主要解析条件

条件設定の考え方

サプレッション・プール水位6.983m（ 通 常 水 位 − 4.7 cm）

サプレッション・プールでの圧力抑制効果が厳しくなる低めの水位として，保安規定の運転上の制限における下限値を設
定

サプレッション・プール水
温度32℃

サプレッション・プールでの圧力抑制効果が厳しくなる高めの水温として，保安規定の運転上の制限における上限値を設
定

ベント管真空破壊装置作動
差圧

3.45kP a（ ド ラ イ ウ ェ ル − サ プ
レッション・チェンバ間差圧）

外部水源の温度39-4-148

ペデスタル（ドライウェル部）のプール水

設計値を設定35℃

格納容器スプレイによる圧力抑制効果の観点で厳しい高めの水温として，代替淡水貯槽及び水源補給に用いる淡水貯水池の年間の気象条件変化を包含する高めの水温を設定

考慮しない

ペデスタル（ドライウェル部）には通常運転時からプール水が存在するが，格納容器の熱容量に寄与することから，格納容器雰囲気温度の挙動を厳しく評価する設定として，ペデスタル（ドライウェル部）のプール水を考慮しない

153

主要解析条件（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損））（ 代 替 循 環 冷 却 系 を 使 用 し な い 場 合 ） （ 3／ 5）
項目

主要解析条件

条件設定の考え方

大破断ＬＯＣＡ
再循環系の吸込配管の破断

原子炉圧力容器から格納容器への冷却材流出を大きく見積もる厳しい設定として，原子炉圧力容器バウンダリに接続する配管のうち，口径が最大である再循環系の吸込配管における両端破断を設定

高圧注水機能喪失
低圧注水機能喪失
全交流動力電源喪失

高圧注水機能として高圧炉心スプレイ系及び原子炉隔離時冷却系，低圧注水機能として低圧炉心スプレイ系及び残留熱除去系（低圧注水系）の機能喪失を設定
全交流動力電源喪失の重畳を考慮し設定

外部電源

外部電源なし安全機能の喪失に対する仮定に基づき設定
ただし，原子炉スクラムについては，外部電源ありの場合を包括する条件として，機器条件に示すとおり設定

水素の発生

ジルコニウム−水反応を考慮

水の放射線分解等による水素発生については，格納容器圧力及び雰囲気温度に対する影響が軽微であることから考慮して
いない

起因事象

事故条件

安全機能の喪失に対する仮定39-4-149154

主要解析条件（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損））（ 代 替 循 環 冷 却 系 を 使 用 し な い 場 合 ） （ 4／ 5）
項目

主要解析条件

条件設定の考え方

原子炉水位低（レベル３）
信号

原子炉水位低下を厳しくする観点で，外部電源喪失に伴うタービン蒸気加減弁急閉及び原子炉保護系電源喪失による原子炉スクラムについては保守的に考慮せず，原子炉水位
低（レベル３）信号による原子炉スクラムを設定

主蒸気隔離弁事象発生と同時に閉止

短時間であるが主蒸気が格納容器内に維持される厳しい設定として，原子炉保護系電源喪失及び原子炉水位異常低下（レベル２）信号による主蒸気隔離弁閉止については保守的に考慮せず，事象発生と同時に主蒸気隔離弁が閉止するものとして設定

再循環ポンプ

事象発生と同時に閉止

事象進展に与える影響は軽微であることから，全交流動力
電源喪失によるポンプ停止を踏まえて設定

低圧代替注水系（常設）

注 水 流 量 ： 2 30m ３ ／ h（ 一定）

炉心冷却の維持に必要な流量として設定

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）

ス プ レ イ 流 量 ： 1 30m ３ ／ h（一定）

格納容器圧力及び雰囲気温度上昇を抑制可能な流量として，設定

格納容器下部注水系（常設）

解析上考慮しない

格納容器雰囲気温度の挙動を厳しく評価するため，初期条件としてペデスタル（ドライウェル部）のプール水を考慮していないことから，常設低圧代替注水系ポンプを用いた格納容器下部注水系（常設）による格納容器下部水位確保操作についても考慮しない。

格納容器圧力逃がし装置

排 気 特 性 ： 13.4k g ／ s （ 格 納
容 器 圧 力 31 0kPa[ gage ] に おいて）格納容器減圧特性の観点で厳しい設定として，機器設計上の最低要求値である最少流量特性を設定

原子炉スクラム

重大事故等対策に関連する機器条件

39-4-150155

主要解析条件（雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損））（ 代 替 循 環 冷 却 系 を 使 用 し な い 場 合 ） （ 5／ 5）
項目

主要解析条件

条件設定の考え方

重大事故等対策に関連する操作条件

39-4-151

常設代替高圧電源装置による緊急用母線の受電操作並びに常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ
冷却系（常設）による格納容器冷却及び低圧代替注水系（常設）による原子炉注水操
作

事 故 発 生 か ら 25 分 後

常設代替高圧電源装置，常設低圧代替注水系ポンプを用いた代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び低圧
代替注水系（常設）の準備に要する時間を考慮して設定

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器冷却操作

格 納 容 器 圧 力 465k Pa [gage] 到 達
時

運転手順に基づき評価項目である最高使用圧力の 2 倍（ 620k Pa [g age] ） に 対 す る 余 裕 を 考 慮 し て 設 定

格納容器圧力逃がし装置による格納容器除熱操作

サプレッション・プール水位が通 常 水 位 ＋ 6 .5m 到 達 か ら 5 分 後

評 価 項 目 で あ る 最 高 使 用 圧 力 の 2 倍 （ 6 20kPa [gage] ）への到達防止を踏まえて設定

156

添付資料−9

東 海 第 二 発 電 所 に お け る 運 転 状 態 Ｖ (LL)の 適 切 性 に つ い て
(1)

はじめに
ＳＡ施設は，ＤＢを超え、ＳＡが発生した場合に必要な措置を講じるための施設であることから，運転状態として従来のⅠ〜Ⅳに加え，ＳＡの発生している状態として運転状態Ｖを新たに定義している。さらに重大事故等の状態が設計基準事故を超える更に厳しい状態であることを踏まえ，事象発生直後の短期的に荷重が作 用 し て い る 状 態 を 運 転 状 態 Ｖ (S) と し ， 一 連 の 過 渡 状 態 を 除 き ，ある程度落ち着いた状態を長期的に荷重が作用している状態として 運 転 状 態 Ｖ (L) ， Ｖ (L) よ り 更 に 長 期 的 に 荷 重 が 作 用 し て い る 状
態 を 運 転 状 態 Ｖ (LL) と し て 定 義 し て い る 。 こ こ で は ， 東 海 第 二 発
電 所 に お い て 新 た に 定 義 し た 運 転 状 態 Ｖ (LL) の 適 切 性 に つ い て 示す。

(2)

東海第二発電所における格納容器除熱評価
添 付 9.1 表 に 雰 囲 気 圧 力 ・ 温 度 に よ る 静 的 負 荷 （ 格 納 容 器 過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合）における格納 容 器 圧 力 ・ 温 度 の 推 移 を 示 す 。 添 付 9.1 表 に 示 す 事 象 発 生 後
2×10 − １ 年 （ 73 日 後 ） の 格 納 容 器 圧 力 及 び 温 度 の と お り ， 事 故 後
長期においても格納容器圧力及び温度は安定した状態を維持する。

39-4-152

157

添 付 9.1 表

雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合）における格
納容器圧力・温度の推移

項目

10 − ２ 年 後（3 日後）

2×10 − 1 年 後（ 73 日 後 ）ドライウェル圧力

約 166k Pa[g age]

約 92kP a[ga ge]

約 63kP a[ga ge]

約 4Pa[ gage ]大気圧相当（ ＋ 14 kPa）

約 152 ℃

約 137 ℃

57℃

約 122 ℃

約 109 ℃

サプレッション・
チェンバ圧力ドライウェル温度
サプレッション・
チェンバ気相温度
サプレッション・
プール水温度サプレッション・
プール水位

(3)

ＤＢ耐震条件（Ｓｓ）

35℃
約 116 ℃

約 102 ℃

約 14.8 m

約 13.4 m

HWL（ 7 .1m）

ＭａｒｋⅡ型の格納容器の特性について(2) に お い て ， 事 故 後 長 期 に お い て も 格 納 容 器 温 度 は 通 常 運 転

温度まで低下しないことを示したが，これはＭａｒｋⅡ型格納容器の特性に起因するものである。以下にＰＷＲと比較した東海第二発電所の格納容器の特性を示す。
・ＭａｒｋⅡ型では格納容器底部に熱の蓄積場所としてのサプ
レッション・プールが存在しており，その水温は格納容器の挙動評価において考慮されている。このような大規模なプー
ルがないＰＷＲとは状況が異なる
・東海第二発電所において，ＥＣＣＳが機能喪失する前提では，
原 子 炉 へ の 注 水 及 び 格 納 容 器 ス プ レ イ に 外 部 水 源 (代 替 淡 水 貯槽 )を 使 用 す る 。 こ れ に よ り 通 常 運 転 時 よ り サ プ レ ッ シ ョ ン ・
プール水位が高くなることから，これを荷重条件として考慮した場合の影響を確認する必要がある

上 記 よ り ， 東 海 第 二 発 電 所 で は そ の 特 徴 を 踏 ま え ， Ｐ Ｗ Ｒ (伊39-4-153

158

方 ３ 号 ) と は 異 な り 運 転 状 態 Ｖ (LL) の よ う な 更 に 長 期 的 に 荷 重 が作 用 し て い る 状 態 を 定 義 し ， 格 納 容 器 内 の 条 件 (温 度 ， 圧 力 ， 水
位 上 昇 )に よ る 影 響 を 確 認 す る 必 要 が あ る 。
な お ， 長 期 安 定 状 態 に お け る 東 海 第 二 発 電 所 と Ｐ Ｗ Ｒ (伊 方 ３号 )の 格 納 容 器 除 熱 手 段 は ， 添 付 9.2 表 で あ り ， 同 等 の 除 熱 設 備 を有している。

添 付 9.2 表

長 期 安 定 状 態 に お け る 東 海 第 二 発 電 所 と Ｐ Ｗ Ｒ (伊 方 ３号 )の 格 納 容 器 除 熱 手 段

東海第二発
電所

残留熱除去系（残留熱除去系熱交換器）

ＰＷＲ
（伊方３）

余熱除去系
（余熱除去
冷却器）

格納容器 スプ
レイ再循環（格納容 器ス
プ レ イ 冷 却器）

残留熱除去系（ 緊 急 用 海 水系）
代替循環冷却系（ 緊 急 用 海 水系）

格納容器ベント（格納容器圧力逃がし装置）

仮 設 格 納 容 器 ス
プレイ再循環（ 余 熱 除 去 冷 却
器 ， 使 用 済 燃 料
ピット冷却器）

格納容器再循環ユ
ニットによる自然
循環冷却系(4)ま と め
東海第二発電所はその格納容器の特徴を踏まえ，ＰＷＲ（伊方3 号 ） と は 異 な る 運 転 状 態 Ｖ (LL) の よ う な 更 に 長 期 的 に 荷 重 が 作
用 し て い る 状 態 を 定 義 す る 必 要 が あ り ， Ｓ Ａ 時 の 運 転 状 態 Ｖ (LL)の格納容器内の条件（温度，圧力，水位上昇）による影響を確認することが適切であると考える。

39-4-154

159

添 付 資 料 − 10荷重条件として組み合わせるシナリオの選定及びその荷重条件の保守性について
(1)

はじめに
「原子炉格納容器バウンダリを構成する設備」について，雰囲

気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）シナリ
オ「大破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」を
荷 重 条 件 と し て 組 み 合 わ せ る シ ナ リ オ と し て 選 定 し ,荷 重 条 件 を設定している。
ここでは，当該シナリオを荷重条件として組み合わせることの適切性及びその荷重条件の保守性について示す。

(2)

評価荷重条件として組み合わせるシナリオの選定について「原子炉格納容器バウンダリを構成する設備」に対して，荷重条 件 は 以 下 の 二 つ の シ ナ リ オ の う ち ,① 雰 囲 気 圧 力 ・ 温 度 に よ る
静的負荷（格納容器過圧・過温破損）シナリオ「大破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」を荷重条件として組み合わせるシナリオとして選定している。
①雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）「大破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗」② ＲＰＶ破損後の格納容器破損モードの評価シナリオ「過渡事象＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉心冷却失敗＋損傷炉
心冷却失敗」② の シ ナ リ オ は ,Ｒ Ｐ Ｖ 破 損 後 の 格 納 容 器 破 損 モ ー ド を 評 価 するため，重大事故等対処設備による原子炉注水は実施しない想定
39-4-155

160

として評価しており，本来は高圧代替注水系又は低圧代替注水系（常設）による原子炉注水により炉心損傷の回避が可能なシナリオである。なお，原子炉注水の失敗によって炉心損傷までは事象が進展する前提とした場合においても，事象発生から 2 時間までに低圧代替注水系（常設）による原子炉注水を開始することで，下部プレナムへのリロケーションを回避可能である。
ま た ,炉 心 損 傷 頻 度 及 び 低 圧 代 替 注 水 系 （ 常 設 ） に よ る 下 部 プ
レナムへの炉心のリロケーション回避の失敗確率と，荷重の組合
せ に お い て 用 い た 考 え 方 を 適 用 す る と ， 添 付 10.1 表 に 示 す と お り
10 − ８ ／ 炉 年 未 満 と な り ,荷 重 の 組 合 せ の 判 断 目 安 を 下 回 る 。
上 記 よ り ,「 原 子 炉 格 納 容 器 バ ウ ン ダ リ を 構 成 す る 設 備 」 に 対して，荷重条件は雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）シナリオ「大破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋
低圧炉心冷却失敗」を選定することが適切である。

39-4-156161

添 付 10.1 表
事故シー
ケンス

過渡事象
＋
ＥＣＣＳ
機能喪失
＋
（ＳＡ炉
心注水無
し）

ＲＰＶ破損発生と地震動が重畳する頻度
地 震 動 の×
発生確率×

ＲＰＶ破損の発生頻度10− ２ /炉 年 ※ ３

10− ２ /炉 年 未 満 ※ ２
10− ４/炉 年 ※ １
炉心損傷 ×頻度

低圧代替注水系（常設）の注水による下部プレナムへの炉心のリロケーション
回避の失敗確率

継続
時間

弾性設計用
地震動Ｓｄ

×

1 年未満※４
×

基準地震動
Ｓｄ

継続
時間

＝ 10− ８ /炉 年
未満

20 年 未 満 ※ ４

5×10− ４ /炉 年 ※ ３
×

＝

ＲＰＶ破損
発生と地震
動が重畳す
る頻度

×

継続
時間

※１：原子力安全委員会「発電用軽水型原子炉施設の性能目標について」に記載されている炉心損傷頻度の性能目標値を踏まえ，重大事故等の 発 生 確 率 と し て 10 − ４ ／ 炉 年 と し た 。 東 海 第 二 発 電 所 の 炉 心 損 傷
頻 度 は 10 − ４ ／ 炉 年 よ り も 十 分 に 小 さ い も の と 評 価 し て お り ， こ の値の使用は保守的と考える。
※２：事象発生後，低圧代替注水系（常設）により下部プレナムへの炉心のリロケーションを回避可能な時間余裕のうちに，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の開始に失敗する確率。原子炉減圧，電源復旧，低圧代替注水系（常設）運転等の失敗確率を組み合わせて算出。
※ ３ ： JEAG4 601 -19 84 に 記 載 さ れ て い る 地 震 動 の 発 生 確 率 Ｓ ２ ， Ｓ １ の 発 生
確率をＳＳ，Ｓｄに読み換えた。
※４：弾性設計用地震動Ｓｄを考慮する場合，荷重の組合せの対象期間は事象発生 1 年以降であり，その時点では格納容器圧力・温度は十分低下している。基準地震動ＳＳを考慮する場合は，荷重の組合せの対 象 期 間 は 20 年 以 降 と さ ら に 長 期 と な る 。

(3)

荷重条件の保守性について
運 転 状 態 Ⅴ （ L） ,Ⅴ (LL)に 用 い る 荷 重 条 件 は ,本 文 5.2.2(4) a.

に示すように格納容器過圧・過温破損の有効性評価結果を用いることとしている。
運 転 状 態 Ⅴ （ L） に 用 い る 荷 重 条 件 は ,本 文 5.2.2(4)b.に 示 す ように雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）
39-4-157

162

（代替循環冷却系を使用しない場合）において，格納容器圧力の上昇の速度が遅く，格納容器スプレイ流量が抑制できるなど，格
納容器圧力逃がし装置の使用タイミングが遅くなる可能性がある
ことから，事象発生後以降の最大となる荷重（有効性評価結果の最 高 圧 力 約 465kPa[gage]・ 最 高 温 度 約 157℃ ） を Ｓ ｄ と 組 み 合 わ せる こ と と し て お り ,保 守 性 を 確 保 し て い る 。
運 転 状 態 Ⅴ (LL) に 用 い る 荷 重 条 件 は , 本 文 5.2.2(4)b. に 示 す ように除熱能力の観点から雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合）を参照している。雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合）において，事象
発 生 後

2 × 10 − １ 年 の 荷 重 （ 事 象 発 生

73 日 後 の 圧 力 約

92kPa[gage] ・ 温 度 約 137 ℃ ） を Ｓ Ｓ と 組 み 合 わ せ る こ と と し て おり，その後格納容器圧力・温度は単調に低下することから，保守性を確保している。
第 1 図及び第 2 図に雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容
器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用しない場合）における格納容器圧力・温度の長期挙動を示す。

39-4-158163

800
ドライウェル700

サプレッション・チェンバ

600
格
納
容
器
圧
力

500
400

(kPa[gage])

300
200
100
0
0

10

20

30

40

50

60

70

事故後の時間(day)JOB No.MA47BNT2AE--OH8P004

第 1図「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用する場合）」における長期解析

格納容器圧力（気相部）の推移

300
ドライウェルサプレッション・チェンバ

格
納
容
器
温
度

200

（℃）

100

0
0

10

20

30

40

50

60

70

事故後の時間(day)JOB No.MA47BNT2AE--OH8P004

第 2 図「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用する場合）」における長期解析

格納容器温度（気相部）の推移

39-4-159

164

(4)

まとめ
上 記 (2) ， (3) よ り 「 原 子 炉 格 納 容 器 バ ウ ン ダ リ を 構 成 す る 設 備 」

について，雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）シナリオ「大破断ＬＯＣＡ＋高圧炉心冷却失敗＋低圧炉
心冷却失敗」を荷重条件として組み合わせるシナリオとして選定
す る こ と は 適 切 で あ り ,ま た ,そ の 荷 重 条 件 つ い て は 保 守 性 が 確 保
されている。

39-4-160

165

参 考 -1

166（参考１） 設置許可基準規則第３９条及び解釈（抜粋）参 考 -2

167（参考２）設置許可基準規則第４条及び解釈参 考 -3-1

168（参考３）設置許可基準規則第４条の別記２（抜粋）（１／２）

参 考 -3-2

169（参考３）設置許可基準規則第４条の別記２（抜粋）（２／２）

（参考４）耐震設計に係る工認審査ガイド（抜粋）（１／３）

参 考 -4-1

170

（参考４）耐震設計に係る工認審査ガイド（抜粋）（２／３）

参 考 -4-2

171

（参考４）耐震設計に係る工認審査ガイド（抜粋）（３／３）

参 考 -4-3

172

（ 参 考 ５ ） JEAG4601(抜 粋 )（ １ ／ ７ ） (JEAG4601・ 補 1984 P44,P45)

参 考 -5-1

173

（ 参 考 ５ ） JEAG4601(抜 粋 )（ ２ ／ ７ ） (JEAG4601・ 補 1984 P41)

参 考 -5-2174

（ 参 考 ５ ） JEAG4601(抜 粋 )（ ３ ／ ７ ） (JEAG4601・ 補 1984 P48)

参 考 -5-3175

（ 参 考 ５ ） JEAG4601(抜 粋 )（ ４ ／ ７ ） (JEAG4601・ 補 1984 P49)

参 考 -5-4176

（ 参 考 ５ ） JEAG4601(抜 粋 )（ ５ ／ ７ ） (JEAG4601・ 補 1984 P78,P79)

参 考 -5-5177

（ 参 考 ５ ） JEAG4601(抜 粋 )(６ ／ ７ )(JEAG4601・ 補 1984 P377,P378)

参 考 -5-6178

（ 参 考 ５ ） JEAG4601(抜 粋 )(７ ／ ７ )(JEAG4601・ 補 1984 P427)

参 考 -5-7179

（ 参 考 6） 原 子 炉 格 納 容 器 評 価 温 度 ・ 圧 力 負 荷 後 の 耐 震 性
1.

検討方針
評 価 対 象 の 各 部 位 に 対 し ， 評 価 温 度 ・ 圧 力 （ 200 ℃ ， 2Pd ） 負 荷 時に部材が弾性域又は塑性域のいずれにあるか，また，除荷後に残留ひずみが生じるかを確認するとともに，除荷後の挙動により，耐震性への影響を評価する。

2.

検討結果
残留ひずみの有無及び耐震性への影響有無については，一次応力のみ考慮する部位と一次＋二次応力を考慮する部位に分けて次のとおり判断する。
評価温度・圧力負荷時に周囲の部材の変形の影響を受けず二次応
力 を 考 慮 す る 必 要 が な い 場 合 は ， 一 次 応 力 が Sy を 超 え る か 否 か で
残 留 ひ ず み の 有 無 を 確 認 す る 。 こ の 場 合 ， 一 次 応 力 が Sy 以 下 の 場
合 は ， 除 荷 後 に 残 留 ひ ず み は 生 じ な い （ 図 1 ， 0 → a → 0） 。 Sy を 超
え る 場 合 は ， 除 荷 後 に 残 留 ひ ず み が 生 じ る （ 図 1 ， 0 → a→ b → c ） 。
一次応力は与えられた荷重に対して決定する応力であるため，同じ荷重が作用した場合の発生応力は除荷後も同等であり，評価温度・
圧 力 負 荷 前 と 同 じ 弾 性 的 挙 動 を 示 す ( 図 1 ， c → b) 。 ま た ， 設 計 ・ 建
設規格の許容値は荷重を変形前の断面積で割った公称応力を基に設定 さ れ て い る た め （ 図 2） ， 設 計 ・ 建 設 規 格 の 許 容 値 内 で あ れ ば 発
生応力を算出する際に変形前の断面積を用いることに問題ない。
なお，材料に予めひずみが作用した場合について，作用した予ひず み ( 〜 約 19%) だ け 応 力 − ひ ず み 曲 線 を シ フ ト し た も の と ， 予 ひ ずみが作用しない材料の応力−ひずみ曲線がほぼ一致するという知見
参考 6-1180

[1] が 得 ら れ て お り ， 十 分 小 さ な 残 留 ひ ず み で あ れ ば 発 生 応 力 に 与える影響はないと言える。
地 震 （ 許 容 応 力 状 態 Ⅳ AS ） の 一 次 応 力 の 許 容 応 力 は ， 供 用 状 態 Ｄの許容応力の制限内で同等であり，さらに評価温度・圧力負荷前と同様の挙動を示すことから，耐震性に影響はないと判断できる。

[1] 日 本 溶 接 協 会 「 建 築 鉄 骨 の 地 震 被 害 と 鋼 材 セ ミ ナ ー (第 12 回 溶 接
構 造 用 鋼 材 に 関 す る 研 究 成 果 発 表 会 )」 JWES-IS-9701， (1997)

1 回目の荷重Ｆによる挙動

応力

供用状態Ｄの制限
SFSyb

ひ ず み 増 加 時 ： 0→ a→ b
ひ ず み 減 少 時 ： b→ c
（除荷後に残留ひずみ有）
そ の 後 の 挙 動 ： c→ ba
2 回目以降の荷重 F
による挙動

c
0 ε

ひずみ

図 1 降伏点を越える場合のひずみ履歴イメージ（一次応力）

応力

真応力（荷重を変形中の断面積で割った値）

真応力での引張強さ

供用状態Ｄの制限

Su
公称応力（荷重を変形前の断面積で割った値）＝設計・建設規格の許容値

Sy

０

ひずみ

図２ 公称効力と真応力について

次に，評価温度・圧力負荷時に周囲の部材の変形の影響を受ける
参考 6-2181

ため，局部的に発生する二次応力を考慮する必要がある場合は，構造不連続部に発生する二次応力も考慮して，一次＋二次応力で残留
ひ ず み の 有 無 を 確 認 す る 。 一 次 ＋ 二 次 応 力 が Sy を 超 え る と 塑 性 域に 入 る が （ 図 3（ 解 説 PVB-3112） ， 0→ A→ B） ， 2Sy 以 下 の 場 合 は 除
荷 時 に ひ ず み が 減 少 し ， 除 荷 後 に 残 留 ひ ず み は 生 じ な い （ 図 3（ 解説 PVB-3112） ， B→ C） 。 ま た ， そ の 後 の 挙 動 は 図 3 の B-C 上 の 弾性的挙動を示し，これは評価温度・圧力負荷前と同じである。
地 震 （ 許 容 応 力 状 態 Ⅳ AS ） の 一 次 ＋ 二 次 応 力 の 許 容 応 力 は ， 今 回の一次＋二次応力の許容応力と同等であることから，地震による外力が加わったとしても一次＋二次応力の許容応力の制限内であり，さらに評価温度・圧力負荷前と同様の挙動を示すことから，耐震性に影響はないと判断できる。
な お ， 一 次 応 力 が Sy を 超 え る 部 位 に つ い て は ， 残 留 ひ ず み 有 と判断する。このとき，上述のとおり，十分小さな残留ひずみであれば発生応力に与える影響はないと言える。
応力
S1

Sy

A

B
ひ ず み 増 加 時 ： 0→ a→ b
ひ ず み 減 少 時 ： b→ c
（除荷後に残留ひずみ有）
そ の 後 の 挙 動 ： c→ b

0

y

1

ひずみ

C

（ 応 力 S1 が ２ Sy 以 下 の 場 合 ）図３

降伏点を越える場合のひずみ履歴イメージ（１次＋２次応力）

参考 6-3

182

〔参考７〕「重大事故に至るおそれがある事故」に関する補足説明

1.

「重大事故に至るおそれがある事故」とは「重大事故に至るおそれがある事故」とは，運転時の異常な過渡変化及び設計基準事故に対して原子炉の安全性を損なうことがないよう設計することを求められる構築物，系統及び機器（＝耐震Ｓクラス施設）がその安全機能を喪失した場合であって，炉心の著しい損傷に至る可能性があると想定する事象である。

2.

耐震重要度分類の考え方
耐震クラスは以下のように定義されており，安全上重要な施設はＳクラスに分類される。耐震Ｂ，Ｃクラス施設は，その機能が喪失したとしても，炉心の健全性に影響を及ぼすおそれがないものとなる。
そのため耐震Ｂ，Ｃクラス施設のみが損傷した状態では，重大事故に至る
おそれがある事故ではなくＤＢＡである。
Ｓクラス：地震により発生するおそれがある事象に対して，原子炉を停止
し，炉心を冷却するために必要な機能を持つ施設，自ら放射性物質を内蔵している施設，当該施設に直接関係しておりその機能喪失により放射性物質を外部に拡散する可能性のある施設，これらの施設の機能喪失により事故に至った場合の影響を緩和
し，放射線による公衆への影響を軽減するために必要な機能を持つ施設及びこれらの重要な安全機能を支援するために必要となる施設，並びに地震に伴って発生するおそれがある津波による安全機能の喪失を防止するために必要となる施設であって，その影響が大きいもの
参考-8-1183

Ｂクラス：安全機能を有する施設のうち，機能喪失した場合の影響がＳクラス施設と比べ小さい施設
Ｃクラス：Ｓクラスに属する施設及びＢクラスに属する施設以外の一般産業施設又は公共施設と同等の安全性が要求される施設

3.

耐震Ｂ，Ｃクラス施設の破損による影響について(1)

地震ＰＲＡにおける耐震Ｂ，Ｃクラス施設損傷の考慮について
地震ＰＲＡでは，耐震Ｂ，Ｃクラス施設損傷による過渡事象として「外部電源喪失」を考慮している。また，耐震Ｂ，Ｃクラス施設の損傷による安全機能への間接的影響を確認するとともに，さらにプラント・ウォーク
ダウンにおいて重点的に確認する項目の一つとして確認しており，問題のないことを確認している。
(2)

設計用荷重への影響
耐震Ｂ，Ｃクラス施設が破損した場合であっても，耐震Ｓクラス施設である緩和系が健全であれば，炉心損傷に至ることはない。JEAG4601・補1984 では，耐震Ｂ，Ｃクラス施設破損により発生する事象を地震従属事象
として整理し，地震との組合せを規定している。この中で，耐震ＢＣクラス施設破損によるＤＢＡで考慮すべき荷重の影響は，「全給水流量喪失」
及び「タービントリップ」で代表できるとして整理されている。
Ｂ，Ｃクラス施設損傷による過渡における荷重は，タービン側破損による主蒸気流量及び給水流量の喪失，電源，制御系故障による原子炉給水ポ
ンプの停止等が外乱となり発生する。耐震Ｂ，Ｃクラス施設が破損することによる荷重に対する耐震Ｓクラスへの影響は，JEAG4601・補-1984 を踏まえて東海第二発電所として，「全給水流量喪失」及び「タービントリップ」
をもとに設定した設計過渡条件にて評価を行い構造上問題ないことを確認
参考-8-2

184

している。

4.

「重大事故に至るおそれがある事故」が地震独立事象であることについての考察
耐震Ｓクラス施設が健全であれば安全機能の喪失は起きず，炉心の著しい損傷に至ることはないので，何らかの要因で耐震Ｓクラス施設（重大事故等
対処設備含む）が損傷した場合に「重大事故に至るおそれがある事故」が発生することとなる。ここで，確定論的には，耐震Ｓクラス施設（重大事故等
対処設備含む）はＳＳによって機能喪失することはないことから，「重大事故に至るおそれがある事故」はＳＳとの独立事象となる。また，確定論的な扱いとは異なり，確率論的な考察では，耐震ＳクラスであるＤＢ施設又はＳＳ機能維持である重大事故対処設備であっても，フラジリティという考え方に基づ
けば，ＳＳ以下の地震により機能喪失に至る確率は少なからず存在する。このＳＳ以下の地震によって安全機能が喪失し，「重大事故に至るおそれがある事故」に至る頻度は極めて小さく，ＳＳ規模の地震の発生と「重大事故に至るおそれがある事故」の重畳を考慮する必要はないと判断できる。

参考-8-3185添付資料−１
重大事故等対処施設の網羅的な整理について
１．重大事故等対処設備について，以下に該当する設備を網羅的に抽出して，重大事故等対処設備の条文毎に整理したものを表１に示す。

■設置許可基準規則第三章にて定められる以下の重大事故等対処設備
・ 第 43 条 ア ク セ ス ル ー ト を 確 保 す る た め の 設 備
・ 第 44 条 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
・ 第 45 条 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
・ 第 46 条 原 子 炉 冷 却 材 圧 力 バ ウ ン ダ リ を 減 圧 す る た め の 設 備
・ 第 47 条 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
・ 第 48 条 最 終 ヒ ー ト シ ン ク へ 熱 を 輸 送 す る た め の 設 備
・ 第 49 条 原 子 炉 格 納 容 器 内 の 冷 却 等 の た め の 設 備
・ 第 50 条 原 子 炉 格 納 容 器 の 過 圧 破 損 を 防 止 す る た め の 設 備
・ 第 51 条 原 子 炉 格 納 容 器 下 部 の 溶 融 炉 心 を 冷 却 す る た め の 設 備
・ 第 52 条 水 素 爆 発 に よ る 原 子 炉 格 納 容 器 の 破 損 を 防 止 す る た め の 設 備
・ 第 53 条 水 素 爆 発 に よ る 原 子 炉 建 屋 等 の 損 傷 を 防 止 す る た め の 設 備
・ 第 54 条 使 用 済 燃 料 貯 蔵 槽 の 冷 却 等 の た め の 設 備
・ 第 55 条 工 場 等 外 へ の 放 射 性 物 質 の 拡 散 を 抑 制 す る た め の 設 備
・ 第 56 条 重 大 事 故 等 の 収 束 に 必 要 と な る 水 の 供 給 設 備
・ 第 57 条 電 源 設 備
・ 第 58 条 計 装 設 備
・ 第 59 条 原 子 炉 制 御 室
添付資料-1（本）-1

186

・ 第 60 条 監 視 測 定 設 備
・ 第 61 条 緊 急 時 対 策 所
・ 第 62 条 通 信 連 絡 を 行 う た め に 必 要 な 設 備■ 設 置 許 可 基 準 規 則 第 43 条 か ら 第 6 2 条 で 要 求 さ れ て い る 設 備 が 機 能 を 発 揮するために必要な系統（水源から注入先まで，流路を含む）及び間接支持
構造物，直接支持構造物■重大事故等発生時に設計基準対象施設としての機能を期待する重大事故等
対処設備■技術的能力審査基準で設置を要求されている設備

添付資料-1（本）-2187

２ ． 第 39 条 本 文 「 第 2.1. 2.2. 2 表 重 大 事 故 等 対 処 設 備 （ 主 要 設 備 ） の 設 備 分
類 」 ， 第 39 条 補 足 説 明 資 料 39 -1 「 重 大 事 故 等 対 処 設 備 の 設 備 分 類 」 ， 及 び
補 足 説 明 資 料 39 -4 添 付 資 料 4 「 表 1 S A 施 設 （ 建 物 ・ 構 築 物 ） の 施 設 分 類 」
について，以下の図1 のフローにて抽出する。
【ＳＴＡＲＴ】
東海第二発電所の施設

以下に該当するものを直接支持構造物，間接支持構造物含め網羅的に抽出（表１）・ 設 置 許 可 基 準 規 則 第 43 条 か ら 第 62 条 で 要 求 さ れ て い る 設 備 （ 当 該 設 備 が 機 能 を 発揮するために必要な系統（水源から注入先まで，流路を含む）までを含む）
・重大事故等発生時に設計基準対象施設としての機能を期待する重大事故等対処設備
・技術的能力審査基準で設置を要求されている設備）

直接支持構造物，間接支持構造物
を除く設備を抽出（実用発電用原子炉の設置、運転等に関する規則別表第二に記載の種類毎に並び替え）補 足 説 明 資 料 39-1
重大事故等対処設備の設備分類に記載

建物・構築物のみを抽出

補 足 説 明 資 料 39-4
添 付 資 料 4「 表 1 SA 施 設 （ 建 物 ・ 構 築物）の施設分類」に記載

以下に該当するか・常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備
・常設耐震重要重大事故防止設備
・常設重大事故緩和設備

本 文 「 第 2.1.2.2.2 表 重 大 事 故 等 対 処 設
備（主要設備）の設備分類に記載

図１ 重大事故等対処設備の抽出フロー

添付資料-1（本）-3188

添付資料-1（表）-1

189[主要設備]

燃料デイタンク[電源設備]（燃料補給設備含む）

原子炉圧力

原子炉圧力（SA）[計装設備][計装設備]

平均出力領域計装

起動領域計装原子炉圧力

原子炉圧力（SA）[計装設備][計装設備][計装設備]

燃料デイタンク[電源設備]（燃料補給設備含む）[計装設備]

軽油貯蔵タンク

非常用ディーゼル発電機用海水ポ
ンプ

燃料移送ポンプ[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

非常用ディーゼル発電機[電源設備]（燃料補給設備含む）

非常用交流電源設備[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）[主要設備]ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循
環ポンプトリップ機能）

起動領域計装[計装設備]ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子[主要設備]
炉再循環ポンプトリップ機
能）

平均出力領域計装[計装設備]

非常用ディーゼル発電機用海水ポ
ンプ

軽油貯蔵タンク[電源設備]（燃料補給設備含む）

燃料移送ポンプ[電源設備]（燃料補給設備含む）

非常用交流電源設備[電源設備]（燃料補給設備含む）
非常用ディーゼル発電機

制御棒駆動系配管[流路][電源設備]（燃料補給設備含む）

制御棒駆動水圧系水圧制御ユニット[主要設備][電源設備]（燃料補給設備含む）

制御棒

制御棒駆動機構[主要設備]ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）

ホイールローダ

設備名称[主要設備][主要設備][主要設備]ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御[主要設備]
棒挿入機能）

第44条 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

アクセスルート確保

第43条 アクセスルートを確保するための設備

ＳＡ機能
分類

常設耐震重要重大事故防止設備

常設耐震重要重大事故防止設備

常設耐震重要重大事故防止設備

常設耐震重要重大事故防止設備

常設耐震重要重大事故防止設備

常設耐震重要重大事故防止設備

可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）

電気計装設備等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物−−

58条に記載57条に記載常設耐震重要重大事故防止設
備58条に記載57条に記載常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備

常設耐震重要重大事故防止設
備

直接支持構造物

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

−

間接支持構造物

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

−

−

−

−

−

−

−

−

建物・構築物(〇：該当−：該当なし)
備 考

添付資料-1（表）-2190

原子炉出力急上昇の防止

ほう酸水注入系

ＳＡ機能
分類

軽油貯蔵タンク
燃料デイタンク[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

非常用ディーゼル発電機用海水ポ
ンプ

燃料移送ポンプ[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

非常用ディーゼル発電機[電源設備]（燃料補給設備含む）

非常用交流電源設備[電源設備]（燃料補給設備含む）

残留熱除去系海水系系統流量[計装設備]

自動減圧系の起動阻止スイッチ

残留熱除去系熱交換器出口温度[計装設備][主要設備]

残留熱除去系熱交換器入口温度[計装設備]

サプレッション・プール水温度[計装設備]

残留熱除去系系統流量

起動領域計装[計装設備][計装設備]

平均出力領域計装燃料デイタンク[電源設備]（燃料補給設備含む）[計装設備]

軽油貯蔵タンク[電源設備]（燃料補給設備含む）

非常用ディーゼル発電機用海水ポ
ンプ

燃料移送ポンプ[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

非常用ディーゼル発電機[電源設備]（燃料補給設備含む）

原子炉圧力容器

非常用交流電源設備[電源設備]（燃料補給設備含む）

ほう酸水注入系配管・弁

[注入先]

[流路]

[流路]

ほう酸水注入ポンプ

ほう酸水貯蔵タンク[主要設備][主要設備]

設備名称
常設耐震重要重大事故防止設備

常設耐震重要重大事故防止設備

常設耐震重要重大事故防止設備

常設耐震重要重大事故防止設備

機器・配管等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

57条に記載常設耐震重要重大事故防止設
備58条に記載57条に記載47条に記載常設耐震重要重大事故防止設
備

常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備

直接支持構造物

原子炉建屋

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

原子炉建屋
原子炉建屋

Ｓｓ

原子炉建屋

間接支持構造物

−

−

−

−

建物・構築物(〇：該当−：該当なし)
備 考

添付資料-1（表）-3191

高圧代替注水系

原子炉圧力容器

常設代替交流電源設備[注水先][電源設備]（燃料補給設備含む）

可搬型代替低圧電源車
可搬型設備用軽油タンク
タンクローリ[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

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）

サプレッション・プール水位[計装設備][計装設備][計装設備][計装設備][計装設備][電源設備]（燃料補給設備含む）

原子炉水位（広帯域）

タンクローリ[電源設備]（燃料補給設備含む）[計装設備]

可搬型設備用軽油タンク[電源設備]（燃料補給設備含む）[計装設備]

可搬型整流器[電源設備]（燃料補給設備含む）

高圧代替注水系系統流量

可搬型代替低圧電源車[電源設備]（燃料補給設備含む）[計装設備]

緊急用直流125V蓄電池

可搬型代替直流電源設備[電源設備]（燃料補給設備含む）

常設代替直流電源設備

可搬型代替交流電源設備[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプ

軽油貯蔵タンク[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

常設代替高圧電源装置[電源設備]（燃料補給設備含む）[流路]

原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁

高圧炉心スプレイ系配管・弁・ストレーナ

高圧代替注水系（注水系）配管・弁

原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁

主蒸気系配管・弁

高圧代替注水系（蒸気系）配管・弁

[流路]

[流路]

[流路]

[流路]

[流路]

[流路]

[流路]

[流路]

[流路]

[流路]

[流路]

[流路]

常設高圧代替注水系ポンプ

サプレッション・プール[主要設備]

設備名称[主要設備]

第45条 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

ＳＡ機能
分類

常設耐震重要重大事故防止設備

常設耐震重要重大事故防止設備

常設耐震重要重大事故防止設備

常設耐震重要重大事故防止設備

常設耐震重要重大事故防止設備

常設耐震重要重大事故防止設備

常設耐震重要重大事故防止設備

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

58条に記載57条に記載47条に記載常設耐震重要重大事故防止設
備

常設耐震重要重大事故防止設
備

常設耐震重要重大事故防止設
備

常設耐震重要重大事故防止設
備

常設耐震重要重大事故防止設
備

常設耐震重要重大事故防止設
備56条に記載常設耐震重要重大事故防止設
備

直接支持構造物

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

間接支持構造物

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

−

−

−

−

−

−

−

建物・構築物(〇：該当−：該当なし)
備 考

添付資料-1（表）-4192

高圧炉心スプレイ系

原子炉隔離時冷却系

ＳＡ機能
分類

原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配
管・弁

[流路]

可搬型設備用軽油タンク
タンクローリ[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

原子炉隔離時冷却系系統流量

サプレッション・プール水位[計装設備][計装設備]

原子炉圧力容器

非常用交流電源設備

高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

高圧炉心スプレイ系配管・弁・スト
レーナ・スパージャ

[注水先]

[流路]

[流路]

[流路]

[流路]

サプレッション・プール

原子炉圧力（SA）[計装設備][主要設備]

原子炉圧力

高圧炉心スプレイ系ポンプ

原子炉水位（SA燃料域)[計装設備][主要設備]

原子炉水位（SA広帯域)[計装設備][電源設備]（燃料補給設備含む）

原子炉水位（燃料域）

タンクローリ[電源設備]（燃料補給設備含む）[計装設備]

可搬型設備用軽油タンク[電源設備]（燃料補給設備含む）[計装設備]

可搬型整流器[電源設備]（燃料補給設備含む）

原子炉水位（広帯域）

可搬型代替低圧電源車[電源設備]（燃料補給設備含む）[計装設備]

緊急用直流125V蓄電池

可搬型代替直流電源設備[電源設備]（燃料補給設備含む）

常設代替直流電源設備

可搬型代替低圧電源車[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

可搬型代替交流電源設備[電源設備]（燃料補給設備含む）

軽油貯蔵タンク

常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプ[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

常設代替高圧電源装置[電源設備]（燃料補給設備含む）

原子炉圧力容器

常設代替交流電源設備[電源設備]（燃料補給設備含む）

原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・ストレーナ

[注水先]

[流路]

[流路]

[流路]

[流路]

[流路]

主蒸気系配管・弁

サプレッション・プール[流路]

原子炉隔離時冷却系ポンプ[主要設備][主要設備]

設備名称

常設重大事故防止設備（設計基準拡張）

常設重大事故防止設備（設計基準拡張）

常設重大事故防止設備（設計基準拡張）

常設重大事故防止設備（設計基準拡張）

常設重大事故防止設備（設計基準拡張）

常設重大事故防止設備（設計基準拡張）

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

直接支持構造物57条に記載47条に記載常設重大事故防止設備（設計基準拡張）

56条に記載常設重大事故防止設備（設計基準拡張）

58条に記載57条に記載47条に記載常設重大事故防止設備（設計基準拡張）

常設重大事故防止設備（設計基準拡張）

常設重大事故防止設備（設計基準拡張）

56条に記載常設重大事故防止設備（設計基準拡張）

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

間接支持構造物

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

−

−

−

−

−

−

建物・構築物(〇：該当−：該当なし)
備 考

添付資料-1（表）-5193

原子炉水位（SA燃料域)

原子炉圧力

原子炉圧力（SA）[計装設備][計装設備]

非常用ディーゼル発電機用海水ポ
ンプ

平均出力領域計装

起動領域計装サプレッション・プール水温度

残留熱除去系系統流量

残留熱除去系熱交換器入口温度

残留熱除去系熱交換器出口温度

残留熱除去系海水系系統流量[計装設備][計装設備][計装設備][計装設備][計装設備][計装設備][計装設備]

燃料デイタンク[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

軽油貯蔵タンク

燃料移送ポンプ[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

非常用ディーゼル発電機[電源設備]（燃料補給設備含む）

原子炉圧力容器

非常用交流電源設備[電源設備]（燃料補給設備含む）

逃がし安全弁

ほう酸水注入系配管・弁

[注入先]

[流路]

[流路]

ほう酸水貯蔵タンク

原子炉水位（SA広帯域)[計装設備][主要設備]

原子炉水位（燃料域）[計装設備]

ほう酸水注入ポンプ

原子炉水位（広帯域）[計装設備][主要設備]

高圧炉心スプレイ系系統流量[計装設備]

設備名称[計装設備][流路][流路]

主蒸気系配管・クエンチャ

逃がし安全弁自動減圧機能用アキュムレータ

[主要設備][主要設備]

第46条 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

ほう酸水注入系

ＳＡ機能分類

常設耐震重要重大事故防止設備

常設耐震重要重大事故防止設備

常設耐震重要重大事故防止設備

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

58条に記載57条に記載47条に記載44条に記載58条に記載常設耐震重要重大事故防止設
備

常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備

直接支持構造物

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

間接支持構造物

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

−

−

−

建物・構築物(〇：該当−：該当なし)
備 考

添付資料-1（表）-6

194

過渡時自動減圧機能

ＳＡ機能
分類

Ｂ系蓄電池

Ａ系蓄電池

可搬型設備用軽油タンク
タンクローリ[電源設備]（燃料補給設備含む）

原子炉水位（SA燃料域)

サプレッション・プール水位

サプレッション・プール水温度

格納容器雰囲気放射線モニタ（D/W）

格納容器雰囲気放射線モニタ（S/C）

原子炉圧力容器温度

高圧炉心スプレイ系系統流量

原子炉隔離時冷却系系統流量

高圧代替注水系系統流量

高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力

原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力

常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力

残留熱除去系ポンプ吐出圧力

低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力

常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力

代替循環冷却系ポンプ吐出圧力[計装設備][計装設備][計装設備][計装設備][計装設備][計装設備][計装設備][計装設備][計装設備][計装設備][計装設備][計装設備][計装設備][計装設備][計装設備][計装設備]

軽油貯蔵タンク[電源設備]（燃料補給設備含む）

125V
125V

[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

Ｂ系蓄電池

Ａ系蓄電池

燃料デイタンク
非常用ディーゼル発電機用海水ポ
ンプ
所内常設直流電源設備

燃料移送ポンプ[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

非常用ディーゼル発電機[電源設備]（燃料補給設備含む）

非常用交流電源設備

原子炉水位（燃料域）[計装設備][電源設備]（燃料補給設備含む）

原子炉水位（SA広帯域)[計装設備]

過渡時自動減圧機能

原子炉水位（広帯域）[計装設備][主要設備]

原子炉圧力（SA）[計装設備]

原子炉圧力

可搬型整流器[電源設備]（燃料補給設備含む）[計装設備]

可搬型代替低圧電源車[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

タンクローリ[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

可搬型設備用軽油タンク[電源設備]（燃料補給設備含む）

可搬型代替直流電源設備

可搬型代替低圧電源車[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

緊急用直流125V蓄電池

可搬型代替交流電源設備[電源設備]（燃料補給設備含む）

常設代替直流電源設備

125V[電源設備]（燃料補給設備含む）

125V[電源設備]（燃料補給設備含む）

所内常設直流電源設備[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

設備名称

常設耐震重要重大事故防止設備

電気計装設備等の支持構造物

58条に記載57条に記載57条に記載常設耐震重要重大事故防止設
備

直接支持構造物

原子炉建屋

間接支持構造物

Ｓｓ−

建物・構築物(〇：該当−：該当なし)
備 考

添付資料-1（表）-7195

サプレッション・プール水温度

格納容器雰囲気放射線モニタ（D/W）

格納容器雰囲気放射線モニタ（S/C）

原子炉圧力容器温度

高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力

原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力

常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力

残留熱除去系ポンプ吐出圧力

低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力

常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力

代替循環冷却系ポンプ吐出圧力[計装設備][計装設備][計装設備][計装設備][計装設備][計装設備][計装設備][計装設備][計装設備][計装設備][計装設備]

可搬型整流器
可搬型設備用軽油タンク
タンクローリ[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

高圧炉心スプレイ系注入弁

原子炉隔離時冷却系注入弁

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

残留熱除去系Ｃ系注入弁[主要設備][主要設備][主要設備][主要設備][主要設備]

自動減圧機能用アキュムレータ

高圧窒素ガス供給系（非常用）配管・弁

高圧窒素ガスボンベ

逃がし安全弁用可搬型蓄電池

インターフェースシステムＬ[主要設備]ＯＣＡ隔離弁

[流路]

[流路]

[流路]

逃がし安全弁機能回復（代替[主要設備]
窒素供給）[主要設備]

可搬型蓄電池可搬型代替低圧電源車[電源設備]（燃料補給設備含む）[主要設備]

可搬型代替直流電源設備[電源設備]（燃料補給設備含む）

タンクローリサプレッション・プール水位[計装設備]

可搬型設備用軽油タンク

原子炉水位（SA燃料域)[計装設備][主要設備]

原子炉水位（燃料域）[計装設備]

可搬型代替低圧電源車

原子炉水位（SA広帯域)[計装設備][主要設備]

原子炉水位（広帯域）[計装設備][主要設備]

原子炉圧力（SA）[計装設備]

可搬型代替交流電源設備

原子炉圧力[計装設備]

設備名称

逃がし安全弁機能回復（可搬[主要設備]型代替直流電源設備）

ＳＡ機能
分類

常設重大事故防止設備（設計基準拡張）
常設重大事故防止設備（設計基準拡張）
常設重大事故防止設備（設計基準拡張）
常設重大事故防止設備（設計基準拡張）
常設重大事故防止設備（設計基準拡張）
常設重大事故防止設備（設計基準拡張）

常設耐震重要重大事故防止設備

常設耐震重要重大事故防止設備

可搬型重大事故防止設備

可搬型重大事故防止設備

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

−

−

−

−

57条に記載58条に記載常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備

常設耐震重要重大事故防止設
備

直接支持構造物

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

−

−

間接支持構造物

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

建物・構築物(〇：該当−：該当なし)
備 考

添付資料-1（表）-8

196

原子炉圧力

原子炉圧力（SA）

原子炉水位（広帯域）

原子炉水位（SA広帯域)

原子炉水位（燃料域）

原子炉水位（SA燃料域)

原子炉圧力容器温度

高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力

原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力

残留熱除去系ポンプ吐出圧力

低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力

ドライウェル雰囲気温度

ドライウェル圧力[計装設備][計装設備][計装設備][計装設備][計装設備][計装設備][計装設備][計装設備][計装設備][計装設備][計装設備][計装設備]

低圧代替注水系（可搬型）

低圧代替注水系（常設）設備名称[計装設備]

原子炉圧力

原子炉圧力（SA）

低圧代替注水系原子炉注水流量

代替淡水貯槽水位

常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力[計装設備][計装設備][計装設備][計装設備][計装設備]

代替淡水貯槽

原子炉水位（SA燃料域)[計装設備][主要設備]

原子炉水位（SA広帯域)[計装設備]

可搬型代替注水大型ポンプ

原子炉水位（燃料域）[計装設備][主要設備]

原子炉水位（広帯域）[電源設備]（燃料補給設備含む）[計装設備]

軽油貯蔵タンク[電源設備]（燃料補給設備含む）

常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプ

常設代替高圧電源装置[電源設備]（燃料補給設備含む）

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

原子炉圧力容器

常設代替交流電源設備

[注水先]

[流路]

[電源設備]（燃料補給設備含む）

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

低圧代替注水系配管・弁代替淡水貯槽

常設低圧代替注水系ポンプ

残留熱除去系（Ｃ）配管・弁

[流路]

[流路]

[流路]

[主要設備][主要設備]

第47条 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

ＳＡ機能
分類

−

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

間接支持構造物−56条に記載58条に記載57条に記載

−

原子炉建屋

原子炉建屋

常設耐震重要重大事故防止設
備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設
備

原子炉建屋
常設低圧代替注水系格納槽

常設耐震重要重大事故防止設
備
常設重大事故緩和設備

56条に記載常設低圧代替注水系格納槽

58条に記載常設耐震重要重大事故防止設
備
常設重大事故緩和設備

直接支持構造物

−

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

−

−

−

−

−

建物・構築物(〇：該当−：該当なし)
備 考

添付資料-1（表）-9197

原子炉水位（SA燃料域)

原子炉圧力[計装設備][計装設備]

サプレッション・プール[主要設備]

軽油貯蔵タンク

常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプ[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

常設代替高圧電源装置[電源設備]（燃料補給設備含む）

常設代替交流電源設備

燃料デイタンク[電源設備]（燃料補給設備含む）

軽油貯蔵タンク[電源設備]（燃料補給設備含む）

非常用ディーゼル発電機用海水ポ
ンプ

燃料移送ポンプ[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

非常用ディーゼル発電機[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

原子炉圧力容器

非常用交流電源設備

[注水先]

[流路]

[流路]

残留熱除去系配管・弁・ストレーナ

残留熱除去系熱交換器[主要設備][流路]

残留熱除去系海水ポンプ[主要設備]

残留熱除去系ポンプ

代替淡水貯槽水位

原子炉水位（SA広帯域)[計装設備]

低圧代替注水系原子炉注水流量

原子炉水位（燃料域）[計装設備][計装設備]

原子炉水位（広帯域）[計装設備]

原子炉圧力（SA）

タンクローリ[電源設備]（燃料補給設備含む）[計装設備]

可搬型設備用軽油タンク[電源設備]（燃料補給設備含む）[計装設備]

ホース

原子炉圧力容器[流路]

残留熱除去系（Ｃ）配管・弁

低圧炉心スプレイ系配管・弁・ス
パージャ

低圧代替注水系配管・弁

設備名称

[注水先]

[流路]

[流路]

[流路]

[流路]

[流路]

[流路]

[流路]

残留熱除去系（低圧注水系） [主要設備]

ＳＡ機能
分類

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

常設重大事故防止設備（設計基準拡張）

常設重大事故防止設備（設計基準拡張）

常設重大事故防止設備（設計基準拡張）

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物−
機器・配管等の支持構造物

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

58条に記載57条に記載57条に記載常設耐震重要重大事故防止設
備

常設重大事故防止設備（設計基準拡張）

56条に記載常設重大事故防止設備（設計基準拡張）

48条に記載

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

−
原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

−

常設重大事故防止設備（設計基準拡張）

間接支持構造物
原子炉建屋
常設低圧代替注水系格納槽

常設耐震重要重大事故防止設
備
常設重大事故緩和設備

常設耐震重要重大事故防止設
備
常設重大事故緩和設備

常設耐震重要重大事故防止設
備
常設重大事故緩和設備

常設耐震重要重大事故防止設
備
常設重大事故緩和設備

直接支持構造物

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

−

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

−

−

−

−

−

−

−

−

−

建物・構築物(〇：該当−：該当なし)
備 考

添付資料-1（表）-10198

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）

残留熱除去系系統流量

サプレッション・プール水位

残留熱除去系ポンプ吐出圧力[計装設備][計装設備][計装設備][計装設備][計装設備][計装設備][計装設備]

低圧炉心スプレイ系

原子炉圧力容器[水源]

サプレッション・チェンバ雰囲気温度

ドライウェル圧力

サプレッション・チェンバ圧力[計装設備][計装設備][計装設備]

[注水先]

[流路]

[流路]

[流路]

[流路]

原子炉圧力容器

低圧炉心スプレイ系配管・弁・スト
レーナ・スパージャ

サプレッション・プール

ドライウェル雰囲気温度[計装設備][主要設備]

残留熱除去系熱交換器出口温度[計装設備]

低圧炉心スプレイ系ポンプ

残留熱除去系熱交換器入口温度[計装設備][主要設備]

残留熱除去系系統流量[計装設備]

軽油貯蔵タンク

常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプ[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

常設代替高圧電源装置[電源設備]（燃料補給設備含む）

常設代替交流電源設備

燃料デイタンク[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

軽油貯蔵タンク[電源設備]（燃料補給設備含む）

非常用ディーゼル発電機用海水ポ
ンプ

燃料移送ポンプ[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

非常用ディーゼル発電機[電源設備]（燃料補給設備含む）

非常用交流電源設備[電源設備]（燃料補給設備含む）

再循環系配管

原子炉圧力容器

[注水先]

[流路]

[流路]

[流路]

残留熱除去系配管・弁・ストレーナ

残留熱除去系海水ポンプ[主要設備][流路]

残留熱除去系熱交換器[主要設備]

残留熱除去系ポンプ

原子炉水位（広帯域）[計装設備]

設備名称[計装設備]

残留熱除去系（原子炉停止時[主要設備]
冷却系）

ＳＡ機能
分類

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

常設重大事故防止設備（設計基準拡張）

常設重大事故防止設備（設計基準拡張）

常設重大事故防止設備（設計基準拡張）
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

常設重大事故防止設備（設計基準拡張）

常設重大事故防止設備（設計基準拡張）

常設重大事故防止設備（設計基準拡張）
常設重大事故防止設備（設計基準拡張）

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

常設重大事故防止設備（設計基準拡張）

常設重大事故防止設備（設計基準拡張）

48条に記載常設重大事故防止設備（設計基準拡張）
常設重大事故防止設備（設計基準拡張）

58条に記載常設耐震重要重大事故防止設
備

常設重大事故防止設備（設計基準拡張）

56条に記載常設重大事故防止設備（設計基準拡張）

58条に記載57条に記載常設重大事故防止設備（設計基準拡張）
常設耐震重要重大事故防止設
備

直接支持構造物

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

間接支持構造物

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

−

−

−

−

−

−

−

−

−

建物・構築物(〇：該当−：該当なし)
備 考

添付資料-1（表）-11199

代替循環冷却系

ＳＡ機能分類

代替循環冷却系ポンプ入口温度

代替循環冷却系原子炉注水流量

代替循環冷却系格納容器スプレイ流量

代替循環冷却系ポンプ吐出圧力[計装設備][計装設備][計装設備]

タンクローリ[電源設備]（燃料補給設備含む）[計装設備]

可搬型設備用軽油タンク[電源設備]（燃料補給設備含む）

サプレッション・プール水温度

可搬型代替低圧電源車[電源設備]（燃料補給設備含む）[計装設備]

可搬型代替交流電源設備[電源設備]（燃料補給設備含む）

軽油貯蔵タンク

常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプ[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

常設代替高圧電源装置[電源設備]（燃料補給設備含む）

原子炉圧力容器

常設代替交流電源設備[注入先]

残留熱除去系海水系（Ａ）配管・弁

残留熱除去系（Ａ）配管・弁・ストレーナ[電源設備]（燃料補給設備含む）

[流路]

[流路]

[流路]

[流路]

[流路]

[流路]

代替循環冷却系配管・弁サプレッション・プール

[水源]

[流路]

可搬型代替注水大型ポンプ[付属設備]

残留熱除去系熱交換器（Ａ）

低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力[計装設備][主要設備]

低圧炉心スプレイ系系統流量[計装設備]

緊急用海水系

原子炉水位（SA燃料域)[計装設備]

代替循環冷却系ポンプ

原子炉水位（SA広帯域)[計装設備][主要設備]

原子炉水位（燃料域）[計装設備][主要設備]

原子炉水位（広帯域）[計装設備]

軽油貯蔵タンク

常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプ[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

常設代替高圧電源装置[電源設備]（燃料補給設備含む）

常設代替交流電源設備

燃料デイタンク[電源設備]（燃料補給設備含む）

軽油貯蔵タンク[電源設備]（燃料補給設備含む）

非常用ディーゼル発電機用海水ポ
ンプ

燃料移送ポンプ[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

非常用ディーゼル発電機[電源設備]（燃料補給設備含む）

非常用交流電源設備[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

設備名称

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
機器・配管等の支持構造物

48条に記載50条に記載56条に記載48条に記載50条に記載58条に記載57条に記載58条に記載57条に記載常設耐震重要重大事故防止設
備

直接支持構造物

原子炉建屋

間接支持構造物

Ｓｓ−

建物・構築物(〇：該当−：該当なし)
備 考

添付資料-1（表）-12

200

貯留堰

取水路

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

[流路]

[流路]

[流路]

[流路]

[流路]

[流路]

[流路]

[流路]

格納容器圧力逃がし装置

緊急用海水系

残留熱除去系海水系配管・弁・海水
ストレーナ

残留熱除去系熱交換器[流路]

残留熱除去系海水ポンプ[主要設備]

設備名称[主要設備]

残留熱除去系熱交換器[主要設備]

サプレッション・プール水温度[計装設備]

圧力開放板

遠隔人力操作機構

可搬型窒素供給装置

フィルタ装置遮蔽

配管遮蔽

二次隔離弁操作室遮蔽
二次隔離弁操作室 空気ボンベユニッ
ト（空気ボンベ）

二次隔離弁操作室 空気ボンベユニッ
ト（配管・弁）移送ポンプ

可搬型代替注水大型ポンプ

代替淡水貯槽[主要設備][主要設備][主要設備][主要設備][主要設備][主要設備][主要設備][付属設備][付属設備][水源][主要設備][主要設備]

フィルタ装置[主要設備][計装設備][計装設備]

常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプ
緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）
緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）

軽油貯蔵タンク[電源設備]（燃料補給設備含む）

常設代替高圧電源装置[電源設備]（燃料補給設備含む）

常設代替交流電源設備

残留熱除去系海水系配管・弁[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

[流路]

[流路]

ＳＡ用海水ピット取水塔[流路]

ＳＡ用海水ピット[流路]

海水引込み管

緊急用海水取水管

[流路]

[流路]

緊急用海水ポンプピット

[流路]

[流路]

緊急用海水系配管・弁

緊急用海水ストレーナ[主要設備][流路]

緊急用海水ポンプ[主要設備]

第48条 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

非常用取水設備

残留熱除去系海水系

ＳＡ機能
分類

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

−

−

−

−

−

48条に記載間接支持構造物

原子炉建屋

常設耐震重要重大事故防止設
備
常設重大事故緩和設備

56条に記載50条に記載58条に記載57条に記載

−

−

−

−

−

原子炉建屋

原子炉建屋

地下格納槽

地下格納槽

−

−

−

−

−

常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設重大事故緩和設備

Ｓｓ

−

−

−

−

−

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

48条に記載（ただし，本条文においては，貯留堰，取水路は取水ピットに海水を供給するための流路）

直接支持構造物

−

○

○

○

○

○

−

−

−

−

建物・構築物(〇：該当−：該当なし)
備 考

添付資料-1（表）-13201

耐圧強化ベント系

ＳＡ機能分類

可搬型設備用軽油タンク
タンクローリ[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

フィルタ装置入口水素濃度

ドライウェル雰囲気温度

サプレッション・チェンバ雰囲気温度

ドライウェル圧力

サプレッション・チェンバ圧力[計装設備][計装設備][計装設備][計装設備]

格納容器

真空破壊弁(Ｓ／Ｃ→Ｄ／Ｗ)[流路]

原子炉建屋ガス処理系配管・弁耐圧強化ベント系配管・弁

不活性ガス系配管・弁

[流路]

[流路]

[流路]

[流路]

[流路]

[流路]

[流路]

遠隔人力操作機構

フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）[計装設備][付属設備]

フィルタ装置スクラビング水温度[計装設備][電源設備]（燃料補給設備含む）

フィルタ装置圧力

タンクローリ[電源設備]（燃料補給設備含む）[計装設備]

可搬型設備用軽油タンク[電源設備]（燃料補給設備含む）[計装設備]

可搬型整流器[電源設備]（燃料補給設備含む）

フィルタ装置水位

可搬型代替低圧電源車[電源設備]（燃料補給設備含む）[計装設備]

緊急用直流125V蓄電池

可搬型代替直流電源設備[電源設備]（燃料補給設備含む）

常設代替直流電源設備

可搬型代替低圧電源車[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

可搬型代替交流電源設備[電源設備]（燃料補給設備含む）

軽油貯蔵タンク

常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプ[電源設備]（燃料補給設備含む）

常設代替高圧電源装置[電源設備]（燃料補給設備含む）

真空破壊弁(Ｓ／Ｃ→Ｄ／Ｗ)

常設代替交流電源設備[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

格納容器

[流路]

格納容器圧力逃がし装置配管・弁耐圧強化ベント系配管・弁

不活性ガス系配管・弁

[流路]

[流路]

[流路]

[流路]

[流路]

[流路]

[流路]

設備名称

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

常設耐震重要重大事故防止設備

常設耐震重要重大事故防止設備

常設耐震重要重大事故防止設備

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

58条に記載57条に記載48条に記載50条に記載常設耐震重要重大事故防止設
備50条に記載常設耐震重要重大事故防止設
備

常設耐震重要重大事故防止設
備

常設耐震重要重大事故防止設
備

常設耐震重要重大事故防止設
備

直接支持構造物

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

間接支持構造物

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

−

−

−

−

−

建物・構築物(〇：該当−：該当なし)
備 考

添付資料-1（表）-14202

サプレッション・チェンバ圧力

耐圧強化ベント系放射線モニタ[計装設備]

ＳＡ用海水ピット取水塔

海水引込み管

ＳＡ用海水ピット

貯留堰

取水路[主要設備][主要設備][主要設備][主要設備][主要設備]

[注水先]

[流路]

[流路]

[流路]

格納容器

残留熱除去系配管・弁・スプレイ
ヘッダ

代替格納容器スプレイ冷却系配管・
弁

[流路]

[流路]

代替淡水貯槽[主要設備]

代替格納容器スプレイ冷却系[主要設備]（常設）

常設低圧代替注水系ポンプ

緊急用海水ポンプピット[主要設備]

残留熱除去系海水系系統流量

緊急用海水取水管[計装設備][主要設備]

第49条 原子炉格納容器内の冷却等のための設備

非常用取水設備

常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプ

軽油貯蔵タンク[電源設備]（燃料補給設備含む）

常設代替高圧電源装置[電源設備]（燃料補給設備含む）

常設代替交流電源設備[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）[流路]

残留熱除去系海水系配管・弁

海水ストレーナ[付属設備][流路]

残留熱除去系海水ポンプ

残留熱除去系熱交換器[主要設備][主要設備]

残留熱除去系海水系

ドライウェル圧力[計装設備]

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）
残留熱除去系（サプレッション・
プール冷却系）

サプレッション・チェンバ雰囲気温度

可搬型整流器[電源設備]（燃料補給設備含む）[計装設備]

タンクローリ[電源設備]（燃料補給設備含む）[計装設備]

可搬型設備用軽油タンク[電源設備]（燃料補給設備含む）

ドライウェル雰囲気温度

可搬型代替低圧電源車[電源設備]（燃料補給設備含む）[計装設備]

緊急用直流125V蓄電池

可搬型代替直流電源設備[電源設備]（燃料補給設備含む）

常設代替直流電源設備[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

軽油貯蔵タンク

常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプ[電源設備]（燃料補給設備含む）

常設代替高圧電源装置[電源設備]（燃料補給設備含む）

常設代替交流電源設備[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

設備名称

残留熱除去系

ＳＡ機能分類

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

常設重大事故防止設備（設計基準拡張）

常設重大事故防止設備（設計基準拡張）
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設重大事故防止設備（設計基準拡張）

−
−
−
−
−

−
−
−
−
−

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

58条に記載

−

−

−

−

−

−

−

海水ポンプ室
原子炉建屋

海水ポンプ室

原子炉建屋

原子炉建屋

間接支持構造物

常設耐震重要重大事故防止設
備

常設耐震重要重大事故防止設
備
常設重大事故緩和設備

常設耐震重要重大事故防止設
備
常設重大事故緩和設備

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

常設耐震重要重大事故防止設
常設低圧代替注水系格納槽備
常設重大事故緩和設備
56条に記載−−機器・配管等の支持構造物−

57条に記載常設重大事故防止設備（設計基準拡張）−

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

49条に記載47条に記載58条に記載57条に記載常設重大事故防止設備（設計基準拡張）
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設重大事故防止設備（設計基準拡張）

直接支持構造物

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

−

−

−

−

−

−

−

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

−

−

−

−

○

○

○

○

○

○

○

−

−

−

−

建物・構築物(〇：該当−：該当なし)
備 考

添付資料-1（表）-15203

常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力

ドライウェル圧力

サプレッション・チェンバ圧力

サプレッション・プール水位

代替淡水貯槽水位[計装設備][計装設備][計装設備][計装設備][計装設備]

代替循環冷却系

代替淡水貯槽水位[計装設備][計装設備]

サプレッション・プール

サプレッション・プール水位[計装設備]

可搬型代替注水大型ポンプ

サプレッション・チェンバ圧力[計装設備][水源]

ドライウェル圧力[計装設備][付属設備]

サプレッション・プール水温度[計装設備]

残留熱除去系熱交換器（Ａ）

サプレッション・チェンバ雰囲気温度[計装設備][主要設備]

ドライウェル雰囲気温度[計装設備]

緊急用海水系

低圧代替注水系格納容器スプレイ流量

代替循環冷却系ポンプ

タンクローリ[電源設備]（燃料補給設備含む）[主要設備]

可搬型設備用軽油タンク[電源設備]（燃料補給設備含む）[主要設備]

ホース

格納容器

[流路]

[注水先]

[流路]

[流路]

[流路]

残留熱除去系配管・弁・スプレイ
ヘッダ

代替格納容器スプレイ冷却系配管・
弁

[流路]

[流路]

代替淡水貯槽[主要設備]

可搬型代替注水大型ポンプ

ドライウェル雰囲気温度

サプレッション・チェンバ雰囲気温度[計装設備][計装設備][計装設備]

軽油貯蔵タンク

常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプ
低圧代替注水系格納容器スプレイ流量[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

常設代替高圧電源装置[電源設備]（燃料補給設備含む）

常設代替交流電源設備

燃料デイタンク[電源設備]（燃料補給設備含む）

軽油貯蔵タンク[電源設備]（燃料補給設備含む）

非常用ディーゼル発電機用海水ポ
ンプ

燃料移送ポンプ[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

非常用ディーゼル発電機[電源設備]（燃料補給設備含む）

非常用交流電源設備

設備名称[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

代替格納容器スプレイ冷却系[主要設備]
（可搬型）

ＳＡ機能
分類

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備

機器・配管等の支持構造物−

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物−−
56条に記載58条に記載57条に記載56条に記載48条に記載50条に記載58条に記載57条に記載

−
原子炉建屋

−

原子炉建屋

原子炉建屋

−

常設耐震重要重大事故防止設
備

常設耐震重要重大事故防止設
備
常設重大事故緩和設備

常設耐震重要重大事故防止設
備
常設重大事故緩和設備

直接支持構造物

間接支持構造物

Ｓｓ

−

Ｓｓ

Ｓｓ

−

−

−

−

−

−

建物・構築物(〇：該当−：該当なし)
備 考

添付資料-1（表）-16

204

サプレッション・プール[主要設備]

軽油貯蔵タンク

常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプ[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

常設代替高圧電源装置[電源設備]（燃料補給設備含む）

常設代替交流電源設備

燃料デイタンク[電源設備]（燃料補給設備含む）

軽油貯蔵タンク[電源設備]（燃料補給設備含む）

非常用ディーゼル発電機用海水ポ
ンプ

燃料移送ポンプ[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

非常用ディーゼル発電機[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

格納容器

非常用交流電源設備

[注水先]

[流路]

[流路]

[流路]

残留熱除去系配管・弁・ストレー
ナ・スプレイヘッダ

残留熱除去系海水ポンプ[主要設備][流路]

残留熱除去系熱交換器[主要設備]

残留熱除去系ポンプ

代替循環冷却系ポンプ吐出圧力[計装設備][計装設備]

代替循環冷却系原子炉注水流量

代替循環冷却系格納容器スプレイ流量[計装設備]

代替循環冷却系ポンプ入口温度

タンクローリ[電源設備]（燃料補給設備含む）[計装設備]

可搬型設備用軽油タンク[電源設備]（燃料補給設備含む）

サプレッション・プール水温度

可搬型代替低圧電源車[電源設備]（燃料補給設備含む）[計装設備]

可搬型代替交流電源設備[電源設備]（燃料補給設備含む）

軽油貯蔵タンク

常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプ[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

常設代替高圧電源装置[電源設備]（燃料補給設備含む）

原子炉圧力容器

常設代替交流電源設備[電源設備]（燃料補給設備含む）

残留熱除去系海水系（Ａ）配管・弁

残留熱除去系（Ａ）配管・弁・ストレーナ

代替循環冷却系配管・弁

設備名称

[注水先]

[流路]

[流路]

[流路]

[流路]

[流路]

[流路]

[流路]

残留熱除去系（格納容器スプ[主要設備]
レイ冷却系）

ＳＡ機能分類

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

常設重大事故防止設備（設計基準拡張）

常設重大事故防止設備（設計基準拡張）
常設重大事故防止設備（設計基準拡張）

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

常設重大事故防止設備（設計基準拡張）

56条に記載48条に記載常設重大事故防止設備（設計基準拡張）
常設重大事故防止設備（設計基準拡張）

58条に記載57条に記載47条に記載48条に記載50条に記載57条に記載常設耐震重要重大事故防止設
備

直接支持構造物

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

間接支持構造物

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

−

−

−

−

建物・構築物(〇：該当−：該当なし)
備 考

添付資料-1（表）-17

205

ドライウェル圧力

サプレッション・チェンバ圧力

サプレッション・プール水位[計装設備][計装設備][計装設備]

緊急用海水系

サプレッション・プール[主要設備]

軽油貯蔵タンク

ＳＡ用海水ピット

海水引込み管

ＳＡ用海水ピット取水塔

[流路]

[流路]

[流路]

[流路]

残留熱除去系海水系配管・弁

緊急用海水取水管

[流路]

[流路]

緊急用海水ポンプピット

[流路]

[流路]

緊急用海水系配管・弁残留熱除去系熱交換器[流路]

緊急用海水ストレーナ

サプレッション・プール水位[計装設備][主要設備]

残留熱除去系系統流量[計装設備][主要設備]

サプレッション・プール水温度[計装設備]

緊急用海水ポンプ

残留熱除去系ポンプ吐出圧力[計装設備][主要設備]

残留熱除去系系統流量[計装設備]

軽油貯蔵タンク

常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプ[電源設備]（燃料補給設備含む）

常設代替高圧電源装置[電源設備]（燃料補給設備含む）

常設代替交流電源設備[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

非常用ディーゼル発電機用海水ポ
ンプ[電源設備]（燃料補給設備含む）

燃料デイタンク

燃料移送ポンプ[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

非常用ディーゼル発電機[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

サプレッション・プール

非常用交流電源設備

[注水先]

[流路]

[流路]

残留熱除去系配管・弁・ストレーナ

残留熱除去系海水ポンプ[主要設備][流路]

残留熱除去系熱交換器[主要設備]

残留熱除去系ポンプ

ドライウェル雰囲気温度

サプレッション・チェンバ雰囲気温度[計装設備]

残留熱除去系ポンプ吐出圧力[計装設備]

残留熱除去系系統流量[計装設備]

設備名称[計装設備]

残留熱除去系（サプレッショ[主要設備]ン・プール水冷却系）

ＳＡ機能
分類

常設重大事故防止設備（設計基準拡張）

常設重大事故防止設備（設計基準拡張）
常設重大事故防止設備（設計基準拡張）

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

直接支持構造物48条に記載58条に記載57条に記載56条に記載常設重大事故防止設備（設計基準拡張）

56条に記載48条に記載常設重大事故防止設備（設計基準拡張）
常設重大事故防止設備（設計基準拡張）

58条に記載

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

間接支持構造物

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

−

−

−

建物・構築物(〇：該当−：該当なし)
備 考

添付資料-1（表）-18

206

サプレッション・プール水温度[計装設備][付属設備]

緊急用海水ポンプピット

ＳＡ用海水ピット取水塔

海水引込み管

ＳＡ用海水ピット

貯留堰

取水路

[流路]

[流路]

[流路]

[流路]

[流路]

[流路]

格納容器圧力逃がし装置

緊急用海水取水管

残留熱除去系海水系系統流量[流路][電源設備]（燃料補給設備含む）[計装設備]

軽油貯蔵タンク

常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプ

常設代替高圧電源装置[電源設備]（燃料補給設備含む）

常設代替交流電源設備[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）[流路]

残留熱除去系海水系配管・弁残留熱除去系熱交換器

海水ストレーナ[主要設備][流路]

残留熱除去系海水ポンプ[主要設備][計装設備][計装設備][電源設備]（燃料補給設備含む）

軽油貯蔵タンク

常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプ
緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）
緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）

常設代替高圧電源装置[電源設備]（燃料補給設備含む）

常設代替交流電源設備

設備名称[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

圧力開放板

遠隔人力操作機構

可搬型窒素供給装置

フィルタ装置遮蔽

配管遮蔽

二次隔離弁操作室遮蔽

二次隔離弁操作室 空気ボンベユニッ
ト（空気ボンベ）

二次隔離弁操作室 空気ボンベユニッ
ト（配管・弁）移送ポンプ

可搬型代替注水大型ポンプ

代替淡水貯槽[主要設備][主要設備][主要設備][主要設備][主要設備][主要設備][主要設備][主要設備][付属設備][付属設備][水源][主要設備]

フィルタ装置[主要設備]

第50条 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

非常用取水設備

残留熱除去系海水系

ＳＡ機能
分類

常設重大事故緩和設備

常設重大事故緩和設備

可搬型重大事故緩和設備

常設重大事故緩和設備

建物・構築物棟の支持構造物

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物−

建物・構築物棟の支持構造物

機器・配管等の支持構造物−

機器・配管等の支持構造物

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
可搬型重大事故緩和設備

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

常設重大事故緩和設備

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

48条に記載58条に記載57条に記載48条に記載58条に記載57条に記載56条に記載常設重大事故緩和設備

常設重大事故緩和設備−

常設重大事故緩和設備

常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備−

常設耐震重要重大事故防止設
備

常設重大事故緩和設備

常設耐震重要重大事故防止設
備

直接支持構造物

Ｓｓ

Ｓｓ−

フィルタ装置格納槽

原子炉建屋

Ｓｓ

Ｓｓ

−

Ｓｓ

原子炉建屋
フィルタ装置格納槽
原子炉建屋

Ｓｓ

−

Ｓｓ

Ｓｓ

格納装置基礎

−

原子炉建屋

原子炉建屋

フィルタ装置格納槽

間接支持構造物

−

−

−

○

−

○

−

−

−

−

建物・構築物(〇：該当−：該当なし)
備 考

添付資料-1（表）-19

207

ＳＡ機能
分類

可搬型設備用軽油タンク
タンクローリ[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

フィルタ装置スクラビング水温度

フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

フィルタ装置入口水素濃度

ドライウェル雰囲気温度

サプレッション・チェンバ雰囲気温度

ドライウェル圧力

サプレッション・チェンバ圧力[計装設備][計装設備][計装設備][計装設備][計装設備][計装設備][電源設備]（燃料補給設備含む）

フィルタ装置圧力

タンクローリ[電源設備]（燃料補給設備含む）[計装設備]

可搬型設備用軽油タンク[電源設備]（燃料補給設備含む）[計装設備]

可搬型整流器[電源設備]（燃料補給設備含む）

フィルタ装置水位

可搬型代替低圧電源車[電源設備]（燃料補給設備含む）[計装設備]

緊急用直流125V蓄電池

可搬型代替直流電源設備[電源設備]（燃料補給設備含む）

常設代替直流電源設備

可搬型代替低圧電源車[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

可搬型代替交流電源設備[電源設備]（燃料補給設備含む）

軽油貯蔵タンク

常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプ[電源設備]（燃料補給設備含む）

常設代替高圧電源装置[電源設備]（燃料補給設備含む）

常設代替交流電源設備[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

格納容器

真空破壊弁(Ｓ／Ｃ→Ｄ／Ｗ)[流路]

格納容器圧力逃がし装置配管・弁耐圧強化ベント系配管・弁

不活性ガス系配管・弁

[流路]

[流路]

[流路]

[流路]

[流路]

[流路]

[流路]

設備名称

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

58条に記載57条に記載48条に記載常設耐震重要重大事故防止設
備

常設耐震重要重大事故防止設
備
常設重大事故緩和設備

常設耐震重要重大事故防止設
備
常設重大事故緩和設備

常設耐震重要重大事故防止設
備
常設重大事故緩和設備

直接支持構造物

原子炉建屋

原子炉建屋
フィルタ装置格納槽

原子炉建屋

原子炉建屋

間接支持構造物

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

−

−

−

−

建物・構築物(〇：該当−：該当なし)
備 考

添付資料-1（表）-20208

非常用取水設備

代替循環冷却系

ＳＡ機能分類

可搬型代替注水大型ポンプ

サプレッション・プール[付属設備][水源]

緊急用海水ポンプピット

ＳＡ用海水ピット取水塔

海水引込み管

ＳＡ用海水ピット[主要設備][主要設備][主要設備]

代替循環冷却系ポンプ吐出圧力[計装設備][主要設備]

代替循環冷却系格納容器スプレイ流量

緊急用海水取水管

代替循環冷却系原子炉注水流量[計装設備][主要設備]

代替循環冷却系ポンプ入口温度[計装設備]

タンクローリ[電源設備]（燃料補給設備含む）[計装設備]

可搬型設備用軽油タンク[電源設備]（燃料補給設備含む）

サプレッション・プール水温度

可搬型代替低圧電源車[電源設備]（燃料補給設備含む）[計装設備]

可搬型代替交流電源設備[電源設備]（燃料補給設備含む）

軽油貯蔵タンク

常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプ[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

常設代替高圧電源装置[電源設備]（燃料補給設備含む）

原子炉圧力容器

常設代替交流電源設備[電源設備]（燃料補給設備含む）

残留熱除去系海水系（Ａ）配管・弁

残留熱除去系（Ａ）配管・弁・スト
レーナ

[注入先]

[流路]

[流路]

[流路]

[流路]

[流路]

[流路]

代替循環冷却系配管・弁残留熱除去系熱交換器（Ａ）[主要設備][流路]

代替循環冷却系ポンプ

緊急用海水系[主要設備][主要設備]

設備名称

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

48条に記載58条に記載57条に記載47条に記載48条に記載常設耐震重要重大事故防止設
備
常設重大事故緩和設備

常設耐震重要重大事故防止設
備
常設重大事故緩和設備

56条に記載48条に記載常設耐震重要重大事故防止設
備

直接支持構造物

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

間接支持構造物

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

−

−

−

建物・構築物(〇：該当−：該当なし)
備 考

添付資料-1（表）-21209

溶融炉心の落下遅延及び防止

格納容器下部注水系（可搬型）

可搬型設備用軽油タンク

タンクローリドライウェル雰囲気温度

サプレッション・チェンバ雰囲気温度

サプレッション・プール水温度

格納容器下部水位

低圧代替注水系格納容器下部注水流量

代替淡水貯槽水位[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）[計装設備][計装設備][計装設備][計装設備][計装設備][計装設備]

代替循環冷却系

低圧代替注水系（可搬型）

低圧代替注水系（常設）

ほう酸水注入系

高圧代替注水系

原子炉隔離時冷却系

ホース

格納容器

[注水先]

格納容器下部注水系配管・弁低圧代替注水系配管・弁

[流路]

[流路]

[流路]

[流路]

[流路]

代替淡水貯槽[主要設備]

代替淡水貯槽水位[計装設備]

可搬型代替注水大型ポンプ

常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力[計装設備][主要設備]

格納容器下部水位

低圧代替注水系格納容器下部注水流量

サプレッション・プール水温度[計装設備][計装設備]

サプレッション・チェンバ雰囲気温度[計装設備][計装設備]

常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプ

ドライウェル雰囲気温度[電源設備]（燃料補給設備含む）

軽油貯蔵タンク[電源設備]（燃料補給設備含む）[計装設備]

常設代替高圧電源装置[電源設備]（燃料補給設備含む）

格納容器

常設代替交流電源設備[電源設備]（燃料補給設備含む）

格納容器下部注水系配管・弁低圧代替注水系配管・弁代替淡水貯槽

常設低圧代替注水系ポンプ

設備名称

[注入先]

[流路]

[流路]

[流路]

[流路]

[主要設備]

格納容器下部注水系（常設） [主要設備]

第51 条 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

ＳＡ機能
分類

可搬型重大事故緩和設備

常設重大事故緩和設備

常設重大事故緩和設備

可搬型重大事故緩和設備

常設重大事故緩和設備

常設重大事故緩和設備

常設重大事故緩和設備−

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物−

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

直接支持構造物−−50条に記載47条に記載44条に記載45条に記載58条に記載57条に記載

−

原子炉建屋

原子炉建屋
常設低圧代替注水系格納槽

50条に記載常設重大事故緩和設備

常設重大事故緩和設備

56条に記載58条に記載57条に記載

原子炉建屋

原子炉建屋
常設低圧代替注水系格納槽

50条に記載常設重大事故緩和設備

常設重大事故緩和設備−

常設低圧代替注水系格納槽

56条に記載常設重大事故緩和設備

間接支持構造物

−

Ｓｓ

Ｓｓ

−

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

−

−

−

−

−

−

−

建物・構築物(〇：該当−：該当なし)
備 考

添付資料-1（表）-22210

格納容器圧力逃がし装置

遠隔人力操作機構

可搬型窒素供給装置

フィルタ装置遮蔽

配管遮蔽

二次隔離弁操作室遮蔽

二次隔離弁操作室 空気ボンベユニッ
ト（空気ボンベ）

二次隔離弁操作室 空気ボンベユニッ
ト（配管・弁）移送ポンプ

可搬型代替注水大型ポンプ

代替淡水貯槽[主要設備][主要設備][主要設備][主要設備][主要設備][主要設備][付属設備][付属設備][水源]

可搬型設備用軽油タンク
タンクローリ[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

緊急用直流125V蓄電池

可搬型代替直流電源設備
可搬型代替低圧電源車
可搬型整流器
可搬型設備用軽油タンク
タンクローリ[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

常設代替直流電源設備

可搬型代替低圧電源車[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

可搬型代替交流電源設備[電源設備]（燃料補給設備含む）

軽油貯蔵タンク

常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプ[電源設備]（燃料補給設備含む）

常設代替高圧電源装置[電源設備]（燃料補給設備含む）

真空破壊弁(Ｓ／Ｃ→Ｄ／Ｗ)

常設代替交流電源設備[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

格納容器

[流路]

格納容器圧力逃がし装置配管・弁耐圧強化ベント系配管・弁

[流路]

[流路]

[流路]

[流路]

[流路]

[流路]

[流路]

不活性ガス系配管・弁

圧力開放板[主要設備][主要設備]

フィルタ装置[主要設備]

設備名称[主要設備]

第52 条 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備

ＳＡ機能
分類
直接支持構造物57条に記載48条に記載50条に記載56条に記載50条に記載間接支持構造物

建物・構築物(〇：該当−：該当なし)
備 考

添付資料-1（表）-23211

ドライウェル雰囲気温度

サプレッション・チェンバ雰囲気温度

ドライウェル圧力

サプレッション・チェンバ圧力[計装設備][計装設備][計装設備][計装設備]

可搬型代替低圧電源車
可搬型設備用軽油タンク
タンクローリ[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

可搬型代替低圧電源車
可搬型設備用軽油タンク
タンクローリ[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

緊急用直流125V蓄電池

可搬型代替直流電源設備
可搬型代替低圧電源車
可搬型整流器
可搬型設備用軽油タンク
タンクローリ[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

常設代替直流電源設備

可搬型代替交流電源設備[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプ

軽油貯蔵タンク[電源設備]（燃料補給設備含む）

常設代替高圧電源装置

常設代替交流電源設備[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

常設重大事故緩和設備

静的触媒式水素再結合器動作監視装
置[電源設備]（燃料補給設備含む）

常設重大事故緩和設備

静的触媒式水素再結合器

常設重大事故緩和設備

常設重大事故緩和設備[主要設備]

静的触媒式水素再結合器及び[主要設備]
静的触媒式水素再結合器動作

第53 条 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備

可搬型代替交流電源設備[電源設備]（燃料補給設備含む）

軽油貯蔵タンク

常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプ[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

常設代替高圧電源装置[電源設備]（燃料補給設備含む）

常設代替交流電源設備

フィルタ装置入口水素濃度[計装設備][電源設備]（燃料補給設備含む）

フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）[計装設備]

格納容器内酸素濃度（SA）

フィルタ装置スクラビング水温度[計装設備][主要設備]

フィルタ装置圧力[計装設備]

格納容器内水素濃度（SA）

フィルタ装置水位[計装設備]

設備名称

水素濃度及び酸素濃度監視設[主要設備]
備

ＳＡ機能
分類

電気計装設備等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

直接支持構造物57条に記載常設重大事故緩和設備

常設重大事故緩和設備

57条に記載常設重大事故緩和設備

常設重大事故緩和設備

58条に記載

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

間接支持構造物

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

−

−

−

−

建物・構築物(〇：該当−：該当なし)
備 考

添付資料-1（表）-24212

可搬型設備用軽油タンク
タンクローリ[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

可搬型代替低圧電源車
可搬型整流器
可搬型設備用軽油タンク
タンクローリ[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

代替淡水貯槽水位

常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力[計装設備][計装設備][計装設備]

ホース

使用済燃料プール[注水先]

代替燃料プール注水系配管・弁

[流路]

[流路]

[流路]

[流路]

低圧代替注水系配管・弁

サイフォン防止機能[付属設備][流路]

代替淡水貯槽[主要設備]

可搬型代替注水大型ポンプ

使用済燃料プール監視カメラ[計装設備]

代替燃料プール注水系（注水ライン）（可搬型代替注水大 [主要設備]
型ポンプ使用時）

使用済燃料プール温度（SA）

使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）[計装設備][計装設備][電源設備]（燃料補給設備含む）

軽油貯蔵タンク
常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプ
使用済燃料プール水位・温度（SA広域）[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備

使用済燃料プール

常設代替交流電源設備[注水先][電源設備]（燃料補給設備含む）
常設代替高圧電源装置

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備[流路]

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

常設重大事故緩和設備

代替燃料プール注水系配管・弁

[流路]

[流路]

低圧代替注水系配管・弁

サイフォン防止機能[付属設備][流路]

代替淡水貯槽[主要設備]

代替燃料プール注水系（注水ライン）（常設低圧代替注水 [主要設備]
系ポンプ使用時）

常設低圧代替注水系ポンプ

緊急用直流125V蓄電池

可搬型代替直流電源設備[電源設備]（燃料補給設備含む）

常設代替直流電源設備

可搬型代替低圧電源車[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

可搬型代替交流電源設備[電源設備]（燃料補給設備含む）

軽油貯蔵タンク

常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプ[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

常設代替高圧電源装置[電源設備]（燃料補給設備含む）

原子炉建屋水素濃度

常設代替交流電源設備[電源設備]（燃料補給設備含む）

設備名称[主要設備]

第54条 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備

原子炉建屋水素濃度

ＳＡ機能分類

建物・構築物棟の支持構造物−

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物−−

建物・構築物棟の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物−

機器・配管等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

57条に記載常設重大事故緩和設備

原子炉建屋

間接支持構造物−
原子炉建屋−
常設耐震重要重大事故防止設
備

原子炉建屋

原子炉建屋
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設重大事故緩和設備

−

−

−

56条に記載常設耐震重要重大事故防止設
備
常設重大事故緩和設備−

58条に記載57条に記載

原子炉建屋

原子炉建屋

常設耐震重要重大事故防止設
備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設
備

−
原子炉建屋
常設低圧代替注水系格納槽−
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設重大事故緩和設備

常設耐震重要重大事故防止設
常設低圧代替注水系格納槽備
常設重大事故緩和設備
56条に記載直接支持構造物

Ｓｓ

−

Ｓｓ

Ｓｓ

−

−

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

−

Ｓｓ

Ｓｓ

○

−

−

−

−

−

○

−

−

−

−

−

建物・構築物(〇：該当−：該当なし)
備 考

添付資料-1（表）-25

213

タンクローリ

使用済燃料プール水位・温度（SA広域）[電源設備]（燃料補給設備含む）[計装設備]

サイフォン防止機能[付属設備]

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

使用済燃料プール

常設代替交流電源設備[注水先][電源設備]（燃料補給設備含む）

使用済燃料プール温度（SA）

使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

使用済燃料プール監視カメラ

代替淡水貯槽水位

常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力[計装設備][計装設備][計装設備][計装設備][計装設備][計装設備]

常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプ
使用済燃料プール水位・温度（SA広域）

軽油貯蔵タンク[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

常設代替高圧電源装置[電源設備]（燃料補給設備含む）[流路]

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

建物・構築物棟の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物−

機器・配管等の支持構造物

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

機器・配管等の支持構造物

建物・構築物棟の支持構造物

−

−

−

−

間接支持構造物58条に記載57条に記載

原子炉建屋

原子炉建屋

常設耐震重要重大事故防止設
備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設
備

−
原子炉建屋
常設低圧代替注水系格納槽−
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設重大事故緩和設備

原子炉建屋

常設低圧代替注水系格納槽

56条に記載常設耐震重要重大事故防止設
備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設
備58条に記載57条に記載原子炉建屋−

常設耐震重要重大事故防止設
備56条に記載

−

−

−

−

−

−

58条に記載57条に記載−直接支持構造物

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備
可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備

代替燃料プール注水系配管・弁

[流路]

[流路]

低圧代替注水系配管・弁代替淡水貯槽[主要設備][流路]

常設スプレイヘッダ

常設低圧代替注水系ポンプ

代替淡水貯槽水位[主要設備]

代替燃料プール注水系常設ス
プレイヘッダ）（常設低圧代 [主要設備]
替注水系ポンプ使用時）[計装設備]

使用済燃料プール監視カメラ

可搬型設備用軽油タンク[電源設備]（燃料補給設備含む）[計装設備]

使用済燃料プール[注水先]

使用済燃料プール温度（SA）

ホース

[流路]

使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

サイフォン防止機能[付属設備][計装設備]

代替淡水貯槽[主要設備][計装設備]

可搬型スプレイノズル[主要設備]

可搬型代替注水大型ポンプ

代替淡水貯槽水位

使用済燃料プール監視カメラ[計装設備][計装設備]

使用済燃料プール温度（SA）[計装設備]

使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

使用済燃料プール水位・温度（SA広域）[計装設備]

タンクローリ[計装設備]

可搬型設備用軽油タンク[電源設備]（燃料補給設備含む）

設備名称[電源設備]（燃料補給設備含む）

代替燃料プール注水系（可搬[主要設備]
型スプレイノズル）

ＳＡ機能
分類

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

−

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

−

−

−

−

○

−

−

−

−

−

○

−

−

−

−

建物・構築物(〇：該当−：該当なし)
備 考

添付資料-1（表）-26

214

代替燃料プール冷却設備

代替淡水貯槽水位[計装設備]

緊急用海水ポンプ

緊急用海水ストレーナ[主要設備][付属設備]

使用済燃料プール温度（SA）[計装設備]

サプレッション・プール水温度[計装設備][計装設備][計装設備]

使用済燃料プール監視カメラ

緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）
緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）[計装設備][計装設備]

常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプ
使用済燃料プール水位・温度（SA広域）

軽油貯蔵タンク[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

常設代替高圧電源装置[電源設備]（燃料補給設備含む）

使用済燃料プール

常設代替交流電源設備[電源設備]（燃料補給設備含む）

残留熱除去系海水系配管・弁

緊急用海水系配管・弁スキマサージタンク

燃料プール冷却浄化系配管・弁

[注水先]

[流路]

[流路]

[流路]

[流路]

[流路]

[流路]

[流路]

[流路]

代替燃料プール冷却系配管・弁使用済燃料プール[主要設備][流路]

代替燃料プール冷却系熱交換器[主要設備]

代替燃料プール冷却系ポンプ

使用済燃料プール監視カメラ[計装設備][主要設備]

使用済燃料プール温度（SA）

使用済燃料プール水位・温度（SA広域）[計装設備]

使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

タンクローリ[電源設備]（燃料補給設備含む）[計装設備]

可搬型設備用軽油タンク[電源設備]（燃料補給設備含む）[計装設備]

ホース

使用済燃料プール[注水先]

代替燃料プール注水系配管・弁

[流路]

[流路]

[流路]

[流路]

低圧代替注水系配管・弁

サイフォン防止機能[付属設備][流路]

常設スプレイヘッダ

代替淡水貯槽[主要設備]

可搬型代替注水大型ポンプ

設備名称[主要設備]

代替燃料プール注水系（常設
スプレイヘッダ）（可搬型代 [主要設備]
替注水大型ポンプ使用時）

ＳＡ機能
分類

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

建物・構築物棟の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

建物・構築物棟の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

建物・構築物棟の支持構造物−

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物−

機器・配管等の支持構造物

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備−

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
原子炉建屋

58条に記載57条に記載常設耐震重要重大事故防止設
備48条に記載常設耐震重要重大事故防止設
備

常設耐震重要重大事故防止設
備
常設重大事故緩和設備

常設耐震重要重大事故防止設
備
常設重大事故緩和設備

48条に記載常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備58条に記載57条に記載

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

−
原子炉建屋

−

原子炉建屋

常設耐震重要重大事故防止設
備
常設重大事故緩和設備

常設耐震重要重大事故防止設
備

−
原子炉建屋
常設低圧代替注水系格納槽−

間接支持構造物

常設耐震重要重大事故防止設
備
常設重大事故緩和設備

56条に記載−−常設耐震重要重大事故防止設
備

直接支持構造物

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

−

Ｓｓ

Ｓｓ

−

Ｓｓ

−

○

−

−

−

○

−

−

○

−

−

−

−

−

−

建物・構築物(〇：該当−：該当なし)
備 考

添付資料-1（表）-27215

ＳＡ用海水ピット取水塔

海水引込み管[流路]

使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空常設代替交流電源設備[主要設備][主要設備][電源設備]（燃料補給設備含む）

タンクローリ

可搬型代替低圧電源車
可搬型整流器
可搬型設備用軽油タンク
タンクローリ[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

ホース

可搬型設備用軽油タンク

タンクローリ[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

[水源]

[流路]

泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）

ＳＡ用海水ピット[付属設備]

泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）

泡消火薬剤容器（消防車用）

汚濁防止膜[主要設備][付属設備]

放射性物質吸着材[主要設備][主要設備]

放水砲[主要設備]

工場等外への放射性物質の拡[主要設備]
散を抑制するための設備

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）

緊急用直流125V蓄電池

可搬型代替直流電源設備[電源設備]（燃料補給設備含む）

常設代替直流電源設備

可搬型設備用軽油タンク[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

可搬型代替低圧電源車[電源設備]（燃料補給設備含む）

可搬型代替交流電源設備[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプ

軽油貯蔵タンク[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

常設代替高圧電源装置[電源設備]（燃料補給設備含む）[主要設備]

使用済燃料プール水位・温度（SA広域）

使用済燃料プール温度（SA）[主要設備][流路]

第55 条 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備

使用済燃料プール監視設備

放水砲

ホース

[主要設備]

可搬型代替注水大型ポンプ

ＳＡ用海水ピット

緊急用海水ポンプピット

[流路]

[流路]

緊急用海水取水管

[流路]

設備名称

[流路]

大気への放射性物質の拡散抑[主要設備]
制

非常用取水設備

ＳＡ機能
分類

可搬型重大事故緩和設備

可搬型重大事故緩和設備

可搬型重大事故緩和設備

可搬型重大事故緩和設備

可搬型重大事故緩和設備

可搬型重大事故緩和設備

可搬型重大事故緩和設備

可搬型重大事故緩和設備

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）

−

−

−

−

−

−

−

−

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

55条に記載48条に記載

−

−

−

−

−

−

−

−

57条に記載48条に記載57条に記載常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設

直接支持構造物

−

−

−

−

−

−

−

−

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

間接支持構造物

−

−

−

−

−

−

−

−

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

建物・構築物(〇：該当−：該当なし)
備 考

添付資料-1（表）-28

216

所内常設直流電源設備

常設代替交流電源設備

可搬型代替交流電源設備

第57条 電源設備

水の移送手段

水源の確保

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプ

常設代替高圧電源装置用燃料移送系
配管・弁

常設代替高圧電源装置〜緊急用断路
器電路[主要設備][燃料流路][交流電路]

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

125V Ａ系蓄電池〜直流125V主母線
盤２Ａ電路
125V Ｂ系蓄電池〜直流125V主母線
盤２Ｂ電路

中性子モニタ用蓄電池Ａ系〜直流±
24V中性子モニタ用分電盤２Ａ電路

中性子モニタ用蓄電池Ｂ系〜直流±
24V中性子モニタ用分電盤２Ｂ電路[直流電路][直流電路][直流電路][直流電路]

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

中性子モニタ用蓄電池Ｂ系

中性子モニタ用蓄電池Ａ系[主要設備]

125V Ｂ系蓄電池[主要設備]

電気計装設備等の支持構造物[主要設備]

電気計装設備等の支持構造物

125V Ａ系蓄電池[主要設備]

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備[燃料流路]

軽油貯蔵タンク

電気計装設備等の支持構造物

常設代替高圧電源装置[主要設備]

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備[主要設備]−−

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備

タンクローリ

可搬型代替低圧電源車〜可搬型代替
低圧電源車接続盤（西側）及び（東側）電路[主要設備][交流電路]

機器・配管等の支持構造物

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備

可搬型設備用軽油タンク[主要設備]−

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備−

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備

可搬型代替低圧電源車

代替淡水貯槽水位[計装設備]−

機器・配管等の支持構造物

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備

機器・配管等の支持構造物

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

58条に記載57条に記載48条に記載58条に記載54条に記載

−

−

−

原子炉建屋

常設耐震重要重大事故防止設
備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設重大事故緩和設備

常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設重大事故緩和設備

−

−

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

常設代替高圧電源装置置場
地下ケーブルトンネル
原子炉建屋

常設代替高圧電源装置置場

常設代替高圧電源装置置場

軽油貯蔵タンク基礎

常設代替高圧電源装置置場−−

常設耐震重要重大事故防止設備
可搬型設備用軽油タンク基礎
常設重大事故緩和設備

−

−

−

間接支持構造物

常設低圧代替注水系格納槽

常設耐震重要重大事故防止設
備44条に記載常設耐震重要重大事故防止設
備
常設重大事故緩和設備

直接支持構造物[主要設備]

タンクローリ[電源設備]（燃料補給設備含む）

貯留堰

[流路]

取水路

ＳＡ用海水ピット[流路]

可搬型設備用軽油タンク

海水引込み管[流路][電源設備]（燃料補給設備含む）

ＳＡ用海水ピット取水塔

[流路]

[流路]

ホース

[計装設備][主要設備]

使用済燃料プール水位・温度（SA広域）[計装設備]

可搬型代替注水大型ポンプ

サプレッション・プール水位[計装設備][主要設備]

使用済燃料プール

代替淡水貯槽水位[主要設備]

サプレッション・プール

ほう酸水貯蔵タンク[主要設備][主要設備]

代替淡水貯槽

設備名称[主要設備]

第56 条 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

ＳＡ機能
分類

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

−

−

Ｓｓ

−

−

−

Ｓｓ

Ｓｓ

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

○

建物・構築物(〇：該当−：該当なし)
備 考

添付資料-1（表）-29217

燃料補給設備

代替所内電気設備

常設代替直流電源設備

可搬型代替直流電源設備

ＳＡ機能
分類

−

−
−
電気計装設備等の支持構造物

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

可搬型整流器〜可搬型代替低圧電源
車接続盤（西側）及び（東側）電路[直流電路]

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物
電気計装設備等の支持構造物
電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物
電気計装設備等の支持構造物
電気計装設備等の支持構造物
電気計装設備等の支持構造物
電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物
機器・配管等の支持構造物−

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備

緊急用Ｍ／Ｃ〜緊急用動力変圧器，
Ｍ／Ｃ ２Ｃ及び２Ｄ電路

緊急用動力変圧器〜緊急用Ｐ／Ｃ電路

緊急用Ｐ／Ｃ〜緊急用ＭＣＣ電路

可搬型代替低圧電源車接続盤（西側）〜緊急用Ｐ／Ｃ，Ｐ／Ｃ ２Ｃ
２及びＤ電路可搬型代替低圧電源車接続盤（東側）〜緊急用Ｐ／Ｃ，Ｐ／Ｃ ２Ｃ
及び２Ｄ電路可搬型代替低圧電源車接続盤（西側）〜可搬型整流器用変圧器電路
可搬型代替低圧電源車接続盤（東側）〜可搬型整流器用変圧器電路
緊急用ＭＣＣ〜緊急用直流125V充電
器及び緊急用電源切替盤電路
可搬型代替低圧電源車接続盤（西側）〜可搬型代替直流電源設備用電
源切替盤電路可搬型代替低圧電源車接続盤（東側）〜可搬型代替直流電源設備用電
源切替盤電路可搬型代替直流電源設備用電源切替
盤〜緊急用直流125V主母線盤，直流125V主母線盤２Ａ及び２Ｂ電路
緊急用直流125V充電器〜緊急用直流
125V主母線盤電路
緊急用直流125V主母線盤〜緊急用直流125V計装用分電盤電路
緊急用直流125V主母線盤〜緊急用直流125VＭＣＣ電路
緊急用直流125V計装用分電盤〜緊急用電源切替盤電路
緊急用直流125VＭＣＣ〜緊急用電源
切替盤電路[交流電路][交流電路][交流電路]

可搬型設備用軽油タンク

タンクローリ

可搬型代替注水大型ポンプ

ホイールローダ

可搬型窒素供給装置[主要設備][主要設備][燃料補給先][燃料補給先][燃料補給先][直流電路][直流電路][直流電路][直流電路][直流電路][直流電路][直流電路][直流電路][交流電路][交流電路][交流電路][交流電路][交流電路]

電気計装設備等の支持構造物

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

緊急用断路器〜緊急用Ｍ／Ｃ電路[交流電路]

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

緊急用Ｐ／Ｃ[主要設備]

電気計装設備等の支持構造物

緊急用Ｍ／Ｃ

緊急用直流125V蓄電池〜緊急用直流
125V主母線盤電路[直流電路][主要設備]

緊急用直流125V蓄電池[主要設備]
電気計装設備等の支持構造物−−[交流電路][交流電路]

Ｓｓ

常設代替高圧電源装置置場
原子炉建屋

−

50条に記載43条に記載56条に記載

−

−

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

−

−

−

−

−

Ｓｓ

−

−

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

常設代替高圧電源装置置場
原子炉建屋

常設代替高圧電源装置置場
原子炉建屋

常設代替高圧電装置置場
地下ケーブルトンネル
原子炉建屋
常設代替高圧電源装置置場
原子炉建屋
常設代替高圧電源装置置場
原子炉建屋

常設代替高圧電源装置置場

常設代替高圧電源装置置場

常設代替高圧電源装置置場

常設代替高圧電源装置置場

常設代替高圧電源装置置場

−

−

−

−

−

常設耐震重要重大事故防止設備
可搬型設備用軽油タンク基礎
常設重大事故緩和設備

常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備

−

−

−

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備
可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備−−[交流電路]

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備[主要設備]

機器・配管等の支持構造物

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備−−

間接支持構造物

常設耐震重要重大事故防止設備
可搬型設備用軽油タンク基礎
常設重大事故緩和設備−−

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備

可搬型設備用軽油タンク[主要設備]−−

タンクローリ

可搬型整流器

[主要設備]

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備
可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備

直接支持構造物

可搬型代替低圧電源車〜可搬型代替
低圧電源車接続盤（西側）及び（東側）電路
可搬型代替低圧電源車接続盤（西側）〜可搬型整流器電路
可搬型代替低圧電源車接続盤（東側）〜可搬型整流器電路

可搬型代替低圧電源車[主要設備]

設備名称

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

建物・構築物(〇：該当−：該当なし)
備 考

添付資料-1（表）-30

218

計装設備

第58条 計装設備

常設重大事故防止設備（設計基準拡張）
常設重大事故防止設備（設計基準拡張）

非常用ディーゼル発電機用海水ポン
プ

非常用ディーゼル発電機用燃料供給
系配管・弁

非常用ディーゼル発電機用海水系配管・弁

非常用ディーゼル発電機〜Ｍ／Ｃ
２Ｃ及び２Ｄ電路[主要設備][燃料流路][海水流路][交流電路]

残留熱除去系熱交換器入口温度

原子炉圧力

原子炉圧力（SA）

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)

高圧代替注水系系統流量

低圧代替注水系原子炉注水流量

代替循環冷却系原子炉注水流量

原子炉隔離時冷却系系統流量

高圧炉心スプレイ系系統流量

残留熱除去系系統流量

低圧炉心スプレイ系系統流量

低圧代替注水系格納容器スプレイ流量
低圧代替注水系格納容器下部注水流量
代替循環冷却系格納容器スプレイ流量

ドライウェル雰囲気温度

サプレッション・チェンバ雰囲気温度

サプレッション・プール水温度

ドライウェル圧力

サプレッション・チェンバ圧力

サプレッション・プール水位

格納容器下部水位

格納容器内水素濃度（SA）

格納容器雰囲気放射線モニタ（D/W）

格納容器雰囲気放射線モニタ（S/C）

起動領域計装平均出力領域計装[主要設備][主要設備][主要設備][主要設備][主要設備][主要設備][主要設備][主要設備][主要設備][主要設備][主要設備][主要設備][主要設備][主要設備][主要設備][主要設備][主要設備][主要設備][主要設備][主要設備][主要設備][主要設備][主要設備][主要設備][主要設備][主要設備][主要設備][主要設備][主要設備]

原子炉圧力容器温度[主要設備][海水流路][燃料流路]

燃料デイタンク[主要設備]

電気計装設備等の支持構造物

常設耐震重要重大事故防止設備

常設耐震重要重大事故防止設備

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

常設重大事故緩和設備

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

常設重大事故緩和設備

電気計装設備等の支持構造物

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設重大事故防止設備（設計基準拡張）
常設重大事故防止設備（設計基準拡張）
常設重大事故防止設備（設計基準拡張）
常設重大事故防止設備（設計基準拡張）
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

常設耐震重要重大事故防止設備

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

常設重大事故防止設備（設計基準拡張）
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

電気計装設備等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

原子炉建屋

間接支持構造物
Ｓｓ

原子炉建屋
原子炉建屋

原子炉建屋

常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

常設代替高圧電装置置場
地下ケーブルトンネル
原子炉建屋
海水ポンプ室
原子炉建屋

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

海水ポンプ室

原子炉建屋

常設代替高圧電源装置置場

常設代替高圧電源装置置場

常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備

常設重大事故緩和設備

常設重大事故緩和設備

常設重大事故防止設備（設計基準拡張）
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設重大事故防止設備（設計基準拡張）
常設重大事故防止設備（設計基準拡張）
常設重大事故防止設備（設計基準拡張）
常設重大事故防止設備（設計基準拡張）
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備

常設重大事故緩和設備

常設重大事故防止設備（設計基準拡張）

常設重大事故防止設備（設計基準拡張）

常設重大事故防止設備（設計基準拡張）

常設重大事故防止設備（設計基準拡張）
常設重大事故防止設備（設計基準拡張）
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設重大事故防止設備（設計基準拡張）
常設重大事故防止設備（設計基準拡張）

直接支持構造物

常設重大事故緩和設備

常設重大事故防止設備（設計基準拡張）

軽油貯蔵タンク[主要設備]

常設重大事故防止設備（設計基準拡張）
常設重大事故防止設備（設計基準拡張）
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設重大事故防止設備（設計基準拡張）
常設重大事故防止設備（設計基準拡張）

燃料移送ポンプ

非常用ディーゼル発電機

設備名称[主要設備]

非常用交流電源設備（設計基[主要設備]
準拡張）

ＳＡ機能
分類

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

建物・構築物(〇：該当−：該当なし)
備 考

添付資料-1（表）-31

219

ＳＡ機能
分類

フィルタ装置スクラビング水温度

フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）

フィルタ装置入口水素濃度

耐圧強化ベント系放射線モニタ

代替循環冷却系ポンプ入口温度

残留熱除去系熱交換器出口温度

残留熱除去系海水系系統流量

緊急用海水系流量（残留熱除去系熱交換器）
緊急用海水系流量（残留熱除去系補機）

代替淡水貯槽水位

常設高圧代替注水系ポンプ吐出圧力

常設低圧代替注水系ポンプ吐出圧力

代替循環冷却系ポンプ吐出圧力

原子炉隔離時冷却系ポンプ吐出圧力

高圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力

残留熱除去系ポンプ吐出圧力

低圧炉心スプレイ系ポンプ吐出圧力[主要設備][主要設備][主要設備][主要設備][主要設備][主要設備][主要設備][主要設備][主要設備][主要設備][主要設備][主要設備][主要設備][主要設備][主要設備][主要設備]

使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を含む）

データ伝送装置

データ表示装置

緊急時対策支援システム伝送装置

SPDSデータ表示装置

可搬型計測器

[主要設備][主要設備][主要設備][主要設備][主要設備][主要設備][主要設備]

使用済燃料プール水位・温度（SA広域）

使用済燃料プール温度（SA）[主要設備]

格納容器内酸素濃度（SA）[主要設備][主要設備]

常設重大事故緩和設備

静的触媒式水素再結合器動作監視装
置[主要設備]

電気計装設備等の支持構造物
電気計装設備等の支持構造物

常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）−

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物
電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物−

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設常設重大事故緩和設備

常設重大事故緩和設備

常設重大事故緩和設備

常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設重大事故防止設備（設計基準拡張）
常設重大事故防止設備（設計基準拡張）
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設重大事故防止設備（設計基準拡張）
常設重大事故防止設備（設計基準拡張）
常設重大事故防止設備（設計基準拡張）
常設重大事故防止設備（設計基準拡張）

直接支持構造物

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

常設重大事故緩和設備

常設重大事故緩和設備

原子炉建屋水素濃度

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設重大事故防止設備（設計基準拡張）
常設重大事故防止設備（設計基準拡張）
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設重大事故防止設備（設計基準拡張）
常設重大事故防止設備（設計基準拡張）
常設重大事故防止設備（設計基準拡張）
常設重大事故防止設備（設計基準拡張）[主要設備][主要設備]

フィルタ装置水位

フィルタ装置圧力[主要設備][主要設備]

設備名称−

緊急時対策所

緊急時対策所

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

常設低圧代替注水系格納槽

原子炉建屋

常設低圧代替注水系格納槽

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

フィルタ装置格納槽

フィルタ装置格納槽

フィルタ装置格納槽

間接支持構造物

−

−

−

−

−

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

建物・構築物(〇：該当−：該当なし)
備 考

添付資料-1（表）-32

220

照明を確保するための設備

第59 条 原子炉制御室

ＳＡ機能
分類

所内常設直流電源設備[電源設備]（燃料補給設備含む）

中性子モニタ用蓄電池Ａ
中性子モニタ用蓄電池Ｂ[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

軽油貯蔵タンク[電源設備]（燃料補給設備含む）

常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプ

常設代替高圧電源装置[電源設備]（燃料補給設備含む）

可搬型照明（ＳＡ）

常設代替交流電源設備

緊急用Ｐ／Ｃ[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

緊急用Ｍ／Ｃ[電源設備]（燃料補給設備含む）[主要設備]

タンクローリ

代替所内電気設備

可搬型設備用軽油タンク[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

可搬型整流器[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

可搬型代替低圧電源車[電源設備]（燃料補給設備含む）

タンクローリ

可搬型代替直流電源設備[電源設備]（燃料補給設備含む）

可搬型設備用軽油タンク[電源設備]（燃料補給設備含む）

可搬型代替低圧電源車[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

緊急用直流125V蓄電池

可搬型代替交流電源設備[電源設備]（燃料補給設備含む）

常設代替直流電源設備[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

125V[電源設備]（燃料補給設備含む）

Ｂ系蓄電池

125V

[電源設備]（燃料補給設備含む）

Ａ系蓄電池

Ｄ／Ｇ（ＨＰＣＳ
む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

Ｄ／Ｇを含

非常用交流電源設備[電源設備]（燃料補給設備含む）

軽油貯蔵タンク

常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプ[電源設備]（燃料補給設備含む）

常設代替高圧電源装置[電源設備]（燃料補給設備含む）

常設代替交流電源設備[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

設備名称

可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）−

直接支持構造物−57条に記載57条に記載−間接支持構造物−−

建物・構築物(〇：該当−：該当なし)
備 考

添付資料-1（表）-33

221

常設重大事故緩和設備
常設重大事故緩和設備

非常用ガス再循環系排風機

非常用ガス処理系排風機

非常用ガス再循環系粒子用高効率フィルタ
非常用ガス再循環系よう素用チャ
コールフィルタ
非常用ガス処理系粒子用高効率フィルタ
非常用ガス処理系よう素用チャコー
ルフィルタ[主要設備][主要設備][主要設備]

差圧計

中央制御室換気系給・排気隔離弁[主要設備][流路]

衛星電話設備（固定型）（屋外アンテナ）

常設代替交流電源設備[流路][電源設備]（燃料補給設備含む）

常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプ

軽油貯蔵タンク[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

常設代替高圧電源装置[電源設備]（燃料補給設備含む）[流路]

中央制御室待避室空気ボンベユニッ
ト（配管・弁）非常用ガス処理系 配管・弁

[流路]

[流路]

[流路]

[流路]

常設重大事故緩和設備

常設重大事故緩和設備

常設重大事故緩和設備

二酸化炭素濃度計[主要設備]

非常用ガス再循環系 配管・弁−

可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

酸素濃度計[主要設備][流路]−

可搬型重大事故緩和設備

中央制御室待避室空気ボンベユニッ
ト（空気ボンベ）[主要設備]

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物−−

データ表示装置（待避室）[主要設備]

電気計装設備等の支持構造物

常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）

衛星電話設備（固定型）（待避室）

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

常設重大事故緩和設備

常設重大事故緩和設備

常設重大事故緩和設備

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物[主要設備][主要設備][主要設備][主要設備]

常設重大事故緩和設備

中央制御室換気系高性能粒子フィルタ
中央制御室換気系チャコールフィル
タ[主要設備][主要設備]

中央制御室換気系フィルタ系ファン[主要設備]

機器・配管等の支持構造物

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

中央制御室換気系空気調和機ファン[主要設備]

建物・構築物棟の支持構造物
建物・構築物棟の支持構造物

原子炉建屋

57条に記載62条に記載常設重大事故緩和設備

常設重大事故緩和設備

常設重大事故緩和設備

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

−
原子炉建屋

−

−

−

−

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

原子炉建屋

常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設
常設耐震重要重大事故防止設
備

−

−

−

常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設常設重大事故緩和設備

常設重大事故緩和設備

常設重大事故緩和設備

常設重大事故緩和設備

常設重大事故緩和設備

常設重大事故緩和設備

常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備
常設耐震重要重大事故防止設
備

常設重大事故緩和設備

常設耐震重要重大事故防止設
備

直接支持構造物

常設重大事故緩和設備

常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

中央制御室待避室遮蔽

中央制御室遮蔽

設備名称[主要設備]

居住性を確保するための設備 [主要設備]

ＳＡ機能
分類
間接支持構造物
Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

−

−

−

−

−

−

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

○

○

建物・構築物(〇：該当−：該当なし)
備 考

添付資料-1（表）-34

222

小型船舶

可搬型気象観測設備

常設代替交流電源設備[主要設備][主要設備][電源設備]（燃料補給設備含む）

可搬型代替交流電源設備
可搬型代替低圧電源車
可搬型設備用軽油タンク
タンクローリ[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

無線通信用アンテナ

衛星電話設備（屋外アンテナ）

衛星制御装置

衛星無線通信装置

通信機器[流路]（伝送路）[流路]（伝送路）[流路]（伝送路）[流路]（伝送路）[流路]（伝送路）

統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議シス
テム，ＩＰ電話，ＩＰ−ＦＡＸ）[主要設備]

データ伝送設備

無線連絡設備（携帯型）[主要設備]

無線通信装置

衛星電話設備（携帯型）[主要設備][流路]（伝送路）

衛星電話設備（固定型）[主要設備][主要設備]

携行型有線通話装置[主要設備]

必要な情報を把握できる設備（安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ））

常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプ

軽油貯蔵タンク[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

常設代替高圧電源装置[電源設備]（燃料補給設備含む）[主要設備][主要設備]

可搬型モニタリング・ポスト

設備名称

可搬型放射能測定装置（ＮａＩシン
チレーションサーベイ・メータ，β線サーベイ・メータ，ＺｎＳシンチ
レーションサーベイ・メータ及び可搬型ダスト・よう素サンプラ）
電離箱サーベイ・メータ[主要設備]

緊急時対策所における必要な情報を把握できる設備及び通 [主要設備]
信連絡設備

第61 条 緊急時対策所

監視測定設備第60 条 監視測定設備

ＳＡ機能
分類

−

可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）−

可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備
可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備

電気計装設備等の支持構造物

常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）−−

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）

−

−

−

−

可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）

可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）

−

−

−

−

−

57条に記載常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設−−

緊急時対策所

緊急時対策所

緊急時対策所

緊急時対策所

緊急時対策所

緊急時対策所

緊急時対策所

緊急時対策所−−−
緊急時対策所−

緊急時対策所

−

−

−

−

−

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設
備）

直接支持構造物

間接支持構造物

−

−

Ｓｓ

Ｓｓ

−

−

−

−

−

−

Ｓｓ

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

建物・構築物(〇：該当−：該当なし)
備 考

添付資料-1（表）-35

223

２Ｄ

[電源設備]（燃料補給設備含む）

緊急時対策所用Ｍ／Ｃ電圧計

緊急時対策所用発電機給油ポンプ

緊急時対策所用発電機燃料移送配管・弁

緊急時対策所用発電機〜緊急時対策
所用Ｍ／Ｃ電路

緊急時対策所用発電機[付属設備][流路]（電路含む）[流路]（電路含む）[流路]（電路含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

緊急時対策所エリアモニタ

緊急時対策所給気・排気配管

緊急時対策所給気・排気隔離弁[主要設備][流路][流路]

緊急時対策所用発電機

緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タ
ンク

緊急時対策所用発電機給油ポンプ

緊急時対策所用Ｍ／Ｃ[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）[流路]

緊急時対策所加圧設備（配管・弁）

可搬型モニタリング・ポスト[主要設備]

[流路]

酸素濃度計

緊急時対策所用差圧計[主要設備]

二酸化炭素濃度計

緊急時対策所加圧設備[主要設備][主要設備]

緊急時対策所非常用フィルタ装置[主要設備][主要設備]

緊急時対策所非常用送風機[主要設備]

緊急時対策所における居住性[主要設備]を確保するための設備

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

常設重大事故緩和設備

常設重大事故緩和設備

常設重大事故緩和設備

可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）−

可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）

電気計装設備等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物−−

電気計装設備等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

建物・構築物棟の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物

常設重大事故緩和設備

可搬型重大事故緩和設備

常設重大事故緩和設備

常設重大事故緩和設備

常設重大事故緩和設備

緊急時対策所用Ｍ／Ｃ[主要設備]

緊急時対策所遮蔽

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵タ
ンク[主要設備][流路]（電路含む）

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

緊急時対策所用発電機給油ポンプ

電気計装設備等の支持構造物

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
機器・配管等の支持構造物−−

機器・配管等の支持構造物

機器・配管等の支持構造物−
電気計装設備等の支持構造物−−

常設重大事故緩和設備

常設重大事故緩和設備

常設重大事故緩和設備

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備−

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

57条に記載60条に記載常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

常設重大事故緩和設備

常設重大事故緩和設備

常設重大事故緩和設備

−

−

−

常設重大事故緩和設備

可搬型重大事故緩和設備

直接支持構造物

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備[主要設備]

緊急時対策所用発電機

緊急時対策所用Ｍ／Ｃ

緊急時対策所電気設備

緊急時対策所用発電機給油ポンプ[電源設備]（燃料補給設備含む）

緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵
タンク[電源設備]（燃料補給設備含む）

緊急時対策所用発電機

代替交流電源設備[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

Ｍ／Ｃ

代替所内電気設備[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

軽油貯蔵タンク

常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプ[電源設備]（燃料補給設備含む）

常設代替高圧電源装置[電源設備]（燃料補給設備含む）

常設代替交流電源設備

設備名称[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

緊急時対策所における代替電[主要設備]
源設備からの給電設備

ＳＡ機能
分類

−

緊急時対策所

緊急時対策所

緊急時対策所

緊急時対策所

緊急時対策所

緊急時対策所

緊急時対策所−−−

緊急時対策所−

緊急時対策所

緊急時対策所

緊急時対策所

緊急時対策所

緊急時対策所

緊急時対策所

緊急時対策所

緊急時対策所

緊急時対策所

緊急時対策所

緊急時対策所

緊急時対策所

緊急時対策所−

緊急時対策所

緊急時対策所

緊急時対策所間接支持構造物

−

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

−

−

−

Ｓｓ

−

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

−

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

○

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

建物・構築物(〇：該当−：該当なし)
備 考

添付資料-1（表）-36224

無線通信用アンテナ[流路]（伝送路）

可搬型代替低圧電源車
可搬型設備用軽油タンク
タンクローリ

代替交流電源設備[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

電気計装設備等の支持構造物

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）

衛星制御装置

衛星電話設備（固定型）〜衛星電話設備（屋外アンテナ）電路

衛星無線通信装置

通信機器[流路]（伝送路）[流路]（伝送路）[流路]（伝送路）[流路]（伝送路）

緊急時対策所用発電機
緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵
タンク
緊急時対策所用発電機給油ポンプ[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）

衛星電話設備（屋外アンテナ）[流路]（伝送路）[流路]（伝送路）

電気計装設備等の支持構造物

常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）

データ伝送設備[主要設備]

統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議シス
テム，ＩＰ電話，ＩＰ−ＦＡＸ）〜
衛星無線通信装置電路
代替交流電源設備

電気計装設備等の支持構造物

常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）

統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議シス
テム，ＩＰ電話，ＩＰ−ＦＡＸ）[主要設備]

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物−

常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
可搬型重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）

衛星電話設備（携帯型）

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物

電気計装設備等の支持構造物[主要設備]

緊急時対策所用発電機給油ポンプ

電気計装設備等の支持構造物

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備−

衛星電話設備（固定型）[電源設備]（燃料補給設備含む）

電気計装設備等の支持構造物

常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）−

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備
常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備
常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
電気計装設備等の支持構造物−

可搬型重大事故防止設備
可搬型重大事故緩和設備−

61条に記載常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）

常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）
常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設−常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設61条に記載57条に記載常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備
常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設備）

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備

緊急時対策所

緊急時対策所

緊急時対策所

緊急時対策所

緊急時対策所

緊急時対策所

緊急時対策所

緊急時対策所−

緊急時対策所

原子炉建屋
緊急時対策所

原子炉建屋
緊急時対策所
原子炉建屋
緊急時対策所
原子炉建屋
緊急時対策所
原子炉建屋
緊急時対策所
原子炉建屋
緊急時対策所

原子炉建屋
緊急時対策所

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

Ｓｓ

−
−

−
原子炉建屋
緊急時対策所

−
Ｓｓ

−
原子炉建屋
緊急時対策所−−−間接支持構造物

常設重大事故防止設備
常設重大事故緩和設備−

常設重大事故等対処設備（防止でも緩和でもない設

直接支持構造物

通信連絡設備（発電所外の通[主要設備]
信連絡）

緊急時対策所用発電機燃料油貯蔵
タンク[電源設備]（燃料補給設備含む）

緊急時対策所用発電機

可搬型代替交流電源設備[電源設備]（燃料補給設備含む）

常設代替高圧電源装置用燃料移送ポンプ[電源設備]（燃料補給設備含む）

軽油貯蔵タンク[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

常設代替高圧電源装置[電源設備]（燃料補給設備含む）[電源設備]（燃料補給設備含む）

必要な情報を把握できる設備（安全パラメータ表示システム（ＳＰＤＳ））〜無線通信用アンテナ電路
常設代替交流電源設備

無線通信装置[流路]（伝送路）[流路]（伝送路）

衛星電話設備（固定型）〜衛星電話設備（屋外アンテナ）電路[流路]（伝送路）

専用接続箱〜専用接続箱電路[流路]（伝送路）

衛星電話設備（屋外アンテナ）

必要な情報を把握できる設備（安全パラメータ表示システム（ＳＰＤ[主要設備]

衛星制御装置

衛星電話設備（携帯型）[主要設備][流路]（伝送路）

衛星電話設備（固定型）[主要設備][流路]（伝送路）

無線連絡設備（携帯型）

携行型有線通話装置

設備名称[主要設備]

通信連絡設備（発電所内の通[主要設備]
信連絡）第62 条 通信連絡を行うために必要な設備

ＳＡ機能
分類

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

−

建物・構築物(〇：該当−：該当なし)備 考