東海第二発電所 審査資料
資料番号
SA 設-C-7 改 0
提出年月日
平成 29 年 11 月 7 日

東海第二発電所

基本設計 比較表

平成 29 年 11 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。

目

次

基本設計比較表
2.2 火災による損傷の防止【41 条】
3.1 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 【44 条】
3.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備 【45 条】
3.3 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備 【46 条】
3.4 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 【47 条】
3.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備 【48 条】
3.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備 【49 条】
3.7 原子炉格納容器内の過圧破損を防止するための設備 【50 条】
3.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備 【51 条】
3.9 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 【52 条】
3.10 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 【53 条】
3.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備 【54 条】
3.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備 【55 条】
3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備 【56 条】
3.14 電源設備 【57 条】
3.15 計装設備 【58 条】
3.16 原子炉制御室 【59 条】
3.17 監視測定設備 【60 条】
3.18 緊急時対策所 【61 条】
3.19 通信連絡を行うために必要な設備【62 条】
目-1

：前回提出版からの変更点

東海第二発電所

新規制基準適合性確認比較表（設計基準対象施設）

先行プラント記載例（高浜 1 号炉）
1.5

火災防護に関する基本方針

1.5.2 重大事故等対処施設の火災防護に関する基本方針
1.5.2.1 基本事項

【対象項目：第四十一条

先行プラント記載例（柏崎）1.6

火災防護に関する基本方針

1.6.2 重大事故等対処施設の火災防護に関する基本方針
1.6.2.1 基本事項

火災による損傷の防止】

変更（案）【凡例】赤色：新規制基準に伴う見直し
青色：記載適正化（先行プラント反映）
緑色：記載適正化（その他）
黒色：既許可分より変更なし

備考

1.5 火災防護に関する基本方針
1.5.2 重大事故等対処施設の火災防護に関する基本方針
1.5.2.1 基本事項

重大事故等対処施設は、火災により重大事故等

重大事故等対処施設は，火災により重大事故等

重大事故等対処施設は，火災により重大事故等に対処するために必要な機能を損なうことのないに対処するために必要な機能を損なうおそれがなに対処するために必要な機能を損なうおそれがな

よう、火災防護対策を講じる設計とする。火災防護対策を講じる設計を行うに当たり、重大事故等

いよう，火災防護対策を講じる設計とする。火災防護対策を講じる設計を行うに当たり，重大事故

いよう，火災防護対策を講じる設計とする。火災防護対策を講じる設計を行うに当たり，重大事故対処施設を設置する区域を火災区域及び火災区画等対処施設を設置する区域を，火災区域及び火災等対処施設を設置する区域を，火災区域及び火災に設定する。設定する火災区域及び火災区画に対区画に設定する。設定する火災区域及び火災区画区画に設定する。設定する火災区域及び火災区画

して、火災の発生防止、火災の感知及び消火のそに対して，火災の発生防止，火災の感知及び消火に対して，火災の発生防止，火災の感知及び消火れぞれを考慮した火災防護対策を講じる設計とすのそれぞれを考慮した火災防護対策を講じる設計のそれぞれを考慮した火災防護対策を講じる設計る。

とする。火災防護対策を講じる設計とするためのとする。火災防護対策を講じる設計とするための火災防護対策を講じる設計とするための基本事

基本事項を，以下の「1.6.2.1(1)火災区域及び火基本事項を，以下の「1.5.2.1(1)火災区域及び火項を、以下の「1.5.2.1.1 火災区域及び火災区画

災区画の設定」から「1.6.2.1(3)火災防護計画」

災区画の設定」から「1.5.2.1(3)火災防護計画」の設定」から「1.5.2.1.3 火災防護計画」に示

に示す。

に示す。

(1) 火災区域及び火災区画の設定(1) 火災区域及び火災区画の設定す。
1.5.2.1.1 火災区域及び火災区画の設定

原子炉建屋（原子炉棟），原子炉建屋付属棟， 東海第二の建屋名を反映

補助建屋、燃料取扱建屋、中間建屋、ディー

原子炉建屋，タービン建屋，廃棄物処理建

ゼル建屋、制御建屋及び緊急時対策所（緊急時屋，コントロール建屋及び緊急時対策所の建屋

廃棄物処理棟，緊急時対策所建屋の建屋内と屋対策所建屋内）（以下、「建屋内」という。
）、原

内と屋外の重大事故等対処施設を設置するエリ

外の重大事故等対処施設を設置するエリアにつ子炉格納容器、アニュラスと屋外の重大事故等

アについて，重大事故等対処施設と設計基準事

いて，重大事故等対処施設と設計基準事故対処

対処施設を設置するエリアについて、火災区域

故対処設備の配置も考慮して，火災区域及び火設備の配置も考慮して，火災区域及び火災区画

及び火災区画を設定する。

災区画を設定する。

を設定する。

火災区域及び火災区画の設定に当たっては、

建屋内の火災区域は，設計基準対象施設の火

建屋内の火災区域は，設計基準対象施設の火

重大事故等対処施設と設計基準事故対処設備並

災防護に関する基本方針に基づき設定した火災

災防護に関する基本方針に基づき設定した火災

びに壁の配置を考慮して、火災区域又は火災区区域を適用し，他の区域と分離して火災防護対区域を適用し，他の区域と分離して火災防護対画を設定する。

策を実施するために，重大事故等対処施設を設策を実施するために，重大事故等対処施設を設

建屋内、原子炉格納容器及びアニュラスの火

置する区域を，「1.6.2.1(2)火災防護対象機器及置する区域を，「1.5.2.1(2)火災防護対象機器及災区域は、耐火壁により囲まれ、他の区域と分離されている区域を重大事故等対処施設と設計

び火災防護対象ケーブル」において選定する構築物，系統及び機器と設計基準事故対処設備のび火災防護対象ケーブル」において選定する構築物，系統及び機器と設計基準事故対処設備の基準事故対処設備の配置も考慮し、火災区域と配置も考慮して，火災区域として設定する。

配置も考慮して，火災区域として設定する。

して設定する。建屋内のうち、「1.5.1.1.1 火災
区域及び火災区画の設定」において、火災の影
響軽減の対策として設定する火災区域は、3 時間以上の耐火能力を有する耐火壁として、3 時間耐火に設計上必要なコンクリート壁厚である150mm(2)以上の壁厚を有するコンクリート壁又
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：前回提出版からの変更点

東海第二発電所

新規制基準適合性確認比較表（設計基準対象施設）

先行プラント記載例（高浜 1 号炉）

先行プラント記載例（柏崎）【対象項目：第四十一条

火災による損傷の防止】

変更（案）【凡例】赤色：新規制基準に伴う見直し
青色：記載適正化（先行プラント反映）
緑色：記載適正化（その他）
黒色：既許可分より変更なし

備考

は火災耐久試験により 3 時間以上の耐火能力を有することを確認した耐火壁（貫通部シール、
防火扉、防火ダンパ）により他の火災区域と分離する。
原子炉格納容器、アニュラス、補助建屋、燃料取扱建屋、中間建屋、ディーゼル建屋及び制御建屋の火災区域及び火災区画は、「1.5.1.1.1
火災区域及び火災区画の設定」に基づき設定した火災区域を適用する。
屋外については、他の区域と分離して火災防屋外については，非常用ディーゼル発電機軽屋外については，軽油貯蔵タンク及び海水ポ護対策を実施するために、重大事故等対処施設

油タンク及び燃料移送系ポンプを設置する火災

ンプ室を設置する火災区域は，設計基準対象施を設置する区域を、重大事故等対処施設と設計

区域は，設計基準対象施設の火災防護に関する

設の火災防護に関する基本方針に基づき設定し基準事故対処設備の配置も考慮して火災区域と基本方針に基づき設定した火災区域を適用す

た火災区域を適用する。

して設定する。

る。
また，他の区域と分離して火災防護対策を実

また，他の区域と分離して火災防護対策を実施するために，重大事故等対処施設を設置する

施するために，重大事故等対処施設を設置する

区域を，「1.6.2.1(2) 火災防護対象機器及び火区域を，「1.5.2.1(2) 火災防護対象機器及び火災防護対象ケーブル」において選定する構築

災防護対象ケーブル」において選定する構築

物，系統及び機器と設計基準事故対処設備の配物，系統及び機器と設計基準事故対処設備の配置も考慮して火災区域として設定する。

置も考慮して火災区域として設定する。

屋外の火災区域の設定に当たっては、火災区

屋外の火災区域の設定に当たっては，火災区

屋外の火災区域の設定に当たっては，火災区域外への延焼防止を考慮して火災区域内の境界

域外への延焼防止を考慮して，資機材管理，火域外への延焼防止を考慮して，資機材管理，火付近に可燃物を置かない管理を実施するととも

気作業管理，危険物管理，可燃物管理，巡視を

気作業管理，危険物管理，可燃物管理，巡視をに、敷地内植生からの離隔等を講じる範囲を火行う。本管理については，火災防護計画に定め行う。本管理については，火災防護計画に定め災区域として設定する。また、火災区域の境界る。

る。

付近においても可燃物を置かない管理を実施する。
海水ポンプ、屋外タンク、燃料油貯油そうを設置する火災区域は、「1.5.1.1.1 火災区域及び火災区画の設定」に基づき設定した火災区域を適用する。
また、火災区画は、建屋内で設定した火災区

また，火災区画は，建屋内及び屋外で設定しまた，火災区画は，建屋内及び屋外で設定し域を重大事故等対処施設と設計基準事故対処設

た火災区域を重大事故等対処施設と設計基準事た火災区域を重大事故等対処施設と設計基準事

備の配置も考慮し、分割して設定する。

故対処設備の配置も考慮し，分割して設定す

故対処設備の配置も考慮し，分割して設定する。

る。

1.5.2.1.2 火災による損傷の防止を行う重大事故(2) 火災防護対象機器及び火災防護対象ケーブル(2) 火災防護対象機器及び火災防護対象ケーブル
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：前回提出版からの変更点

東海第二発電所
先行プラント記載例（高浜 1 号炉）

新規制基準適合性確認比較表（設計基準対象施設）【対象項目：第四十一条

先行プラント記載例（柏崎）火災による損傷の防止】

変更（案）【凡例】赤色：新規制基準に伴う見直し
青色：記載適正化（先行プラント反映）
緑色：記載適正化（その他）
黒色：既許可分より変更なし

備考

等対処施設
重大事故等対処施設である常設重大事故等対重大事故等対処施設のうち常設のもの及び当重大事故等対処施設のうち常設のもの及び当処設備及び当該設備に使用しているケーブルを該設備に使用しているケーブルを火災防護対象

該設備に使用しているケーブルを火災防護対象

火災による損傷の防止を行う重大事故等対処施

とする。

とする。

設とする。

なお，重大事故等対処施設のうち，可搬型のなお，重大事故等対処施設のうち，可搬型のものに対する火災防護対策については，火災防ものに対する火災防護対策については，火災防護計画に定めて実施し，その内容については「1.6.2.2 火災発生防止」及び「1.6.2.3 火災

護計画に定めて実施する。

可搬型については，火災防護計画に定め，対策を実施の感知及び消火」に記載のとおりである。
1.5.2.1.3 火災防護計画｢1.5.1.1.6 火災防護計画｣の基本方針を適用する。

(3) 火災防護計画
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。

(3) 火災防護計画
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。

1.5.2.2 火災発生防止

1.6.2.2 火災発生防止

1.5.2.2 火災発生防止

1.5.2.2.1 重大事故等対処施設の火災発生防止(1) 重大事故等対処施設の火災発生防止

1.5.2.2.1 重大事故等対処施設の火災発生防止

重大事故等対処施設の火災発生防止については、

重大事故等対処施設の火災発生防止について

重大事故等対処施設の火災発生防止について

発火性又は引火性物質に対して火災の発生防止対策

は，発火性又は引火性物質を内包する設備及びは，発火性又は引火性物質を内包する設備及びこを講じるほか、可燃性の蒸気又は可燃性の微粉に対

これらの設備を設置する火災区域又は火災区画

れらの設備を設置する火災区域又は火災区画に対する対策、発火源への対策、水素に対する換気及びに対する火災の発生防止対策を講じるほか，可する火災の発生防止対策を講じるほか，可燃性の漏えい検知対策、放射線分解等により発生する水素

燃性の蒸気又は可燃性の微粉に対する対策，発蒸気又は可燃性の微粉に対する対策，発火源へのの蓄積防止対策並びに電気系統の過電流による過熱

火源への対策，水素ガスに対する換気及び漏え対策，水素に対する換気及び漏えい検知対策，放及び焼損の防止対策等を講じた設計とし、具体的ない検知対策，放射線分解等により発生する水素

射線分解等により発生する水素の蓄積防止対策，

設計を「1.5.2.2.1.1 発火性又は引火性物質」からガスの蓄積防止対策，並びに電気系統の過電流並びに電気系統の過電流による過熱及び焼損の防「1.5.2.2.1.6 過電流による過熱防止対策」に示による過熱及び焼損の防止対策等を講じた設計止対策等を講じた設計とする。具体的な設計をす。

とする。具体的な設計を「1.6.2.2(1)a.発火性「1.5.2.2.1(1)発火性又は引火性物質」から又は引火性物質」から「1.6.2.2(1)f.過電流に「1.5.2.2.1(6)過電流による過熱防止対策」に示

よる過熱防止対策」に示す。

す。

重大事故等対処施設に使用するケーブルも含めた
不燃性材料又は難燃性材料の使用についての具体的な設計について「1.5.2.2.2 不燃性材料又は難燃性材料の使用」に、落雷、地震等の自然現象による火災発生防止の具体的な設計について「1.5.2.2.3 落
雷、地震等の自然現象による火災発生の防止」に示す。

1.5.2.2.1.1 発火性又は引火性物質

a.発火性又は引火性物質(1) 発火性又は引火性物質
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：前回提出版からの変更点

東海第二発電所
先行プラント記載例（高浜 1 号炉）

新規制基準適合性確認比較表（設計基準対象施設）【対象項目：第四十一条

先行プラント記載例（柏崎）火災による損傷の防止】

変更（案）

発火性又は引火性物質を内包する設備及びこれら発火性又は引火性物質を内包する設備及びこ発火性又は引火性物質を内包する設備及びこの設備を設置する火災区域には、以下の火災の発生

れらの設備を設置する火災区域には，以下の火

れらの設備を設置する火災区域又は火災区画に防止対策を講じる設計とする。

災の発生防止対策を講じる設計とする。

は，以下の火災の発生防止対策を講じる設計と【凡例】赤色：新規制基準に伴う見直し
青色：記載適正化（先行プラント反映）
緑色：記載適正化（その他）
黒色：既許可分より変更なし

備考

する。

ここでいう発火性又は引火性物質としては、消防

ここでいう発火性又は引火性物質としては，法で定められる危険物のうち「潤滑油」及び「燃料油」、高圧ガス保安法で高圧ガスとして定められる消防法で定められている危険物のうち「潤滑水素、窒素、液化炭酸ガス及び空調用冷媒等のうち、可燃性である「水素」を対象とする。

油」及び「燃料油」,並びに高圧ガス保安法で定められている水素，窒素，液化炭酸ガス及び空調用冷媒等のうち，可燃性である「水素」を対象とする。

(1) 漏えい防止、拡大防止(a) 漏えいの防止，拡大防止
火災区域に対する漏えいの防止対策，拡大防止対策について，以下を考慮した設計とする。

a 発火性又は引火性物質である潤滑油及び燃料

ｉ） 発火性又は引火性物質である潤滑油又は燃料

ａ．漏えいの防止，拡大防止
火災区域に対する漏えいの防止対策，拡大防止対策について以下を考慮した設計とする。

(a) 発火性又は引火性物質である潤滑油又は油を内包する設備

油を内包する設備

燃料油を内包する設備

火災区域内に設置する発火性又は引火性物質

火災区域内に設置する発火性又は引火性物質

火災区域内に設置する発火性又は引火性物質である潤滑油及び燃料油を内包する設備は、溶である潤滑油又は燃料油を内包する設備は，溶である潤滑油又は燃料油を内包する設備は，溶接構造、シール構造の採用により漏えいの防止接構造，シール構造の採用による漏えいの防止接構造，シール構造の採用により漏えいの防止対策を講じる設計とする。また、漏えいの拡大対策を講じるとともに，堰等を設置し，漏えい対策を講じる設計とするとともに，堰等を設置を防止するため、液面等の監視、点検により潤した潤滑油又は燃料油が拡大することを防止す

し，漏えいした潤滑油又は燃料油が拡大するこ

滑油、燃料油の漏えいを早期に検知する対策、る設計とする。

とを防止する設計とする。

オイルパン、ドレンリム、堰又は油回収装置を設置する対策を実施する設計とする。
b.発火性又は引火性物質である水素を内包する

ⅱ） 発火性又は引火性物質である水素ガスを内包(b) 発火性又は引火性物質である水素を内包
する設備

設備

する設備

火災区域内に設置する発火性又は引火性物質

火災区域内に設置する発火性又は引火性物

火災区域内に設置する発火性又は引火性物である水素を内包する設備は、「(4) 防爆」に示す漏えいの防止、拡大防止対策を講じる設計と質である水素ガスを内包する設備は，溶接構造等による水素ガスの漏えいを防止する設計

質である水素を内包する設備は，溶接構造等
による水素の漏えいを防止する設計とする。

する。

とする。

なお、火災区域内へ水素を内包するボンベを持ち込む場合は、火災防護計画にしたがい、火災の発生防止対策を講じる。

(2) 配置上の考慮(b) 配置上の考慮

ｂ．配置上の考慮
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：前回提出版からの変更点

東海第二発電所

新規制基準適合性確認比較表（設計基準対象施設）

先行プラント記載例（高浜 1 号炉）

先行プラント記載例（柏崎）
火災区域に対する配置については，以下を考慮した設計とする。

a. 発火性又は引火性物質である潤滑油及び燃料油を内包する設備【対象項目：第四十一条

ｉ）発火性又は引火性物質である潤滑油又は燃料油を内包する設備

火災による損傷の防止】

変更（案）【凡例】赤色：新規制基準に伴う見直し
青色：記載適正化（先行プラント反映）
緑色：記載適正化（その他）
黒色：既許可分より変更なし

備考

火災区域に対する配置については，以下を考慮した設計とする。
(a) 発火性又は引火性物質である潤滑油又は燃料油を内包する設備

火災区域内に設置する発火性又は引火性物質

火災区域内に設置する発火性又は引火性

火災区域内に設置する発火性又は引火性である潤滑油及び燃料油を内包する設備の火災物質である潤滑油又は燃料油を内包する設物質である潤滑油又は燃料油を内包する設により、重大事故等に対処する機能を損なうことのないよう、潤滑油及び燃料油を内包する設備の火災により，重大事故等に対処する機能を損なわないよう，潤滑油又は燃料油を備の火災により，重大事故等に対処する機能を損なわないよう，潤滑油又は燃料油をＴＷＬは，ＨＰＣＳやＲＣＩＣとは別の火災区域に設置されている。ＬＰＣＳとＴＷＬについては，Ｌ

備と重大事故等対処施設は、壁等の設置又は離内包する設備と重大事故等対処施設は，壁内包する設備と重大事故等対処施設は，壁ＰＣＳに局所消火設備を設置することで影響は出な

隔による配置上の考慮を行う設計とする。

等の設置及び隔離による配置上の考慮を行等の設置及び離隔による配置上の考慮を行い。

う設計とする。

う設計とする。

b. 発火性又は引火性物質である水素を内包す
る設備

ⅱ）発火性又は引火性物質である水素ガスを内包する設備(b) 発火性又は引火性物質である水素を内包する
設備

火災区域内に設置する発火性又は引火性物質

火災区域内に設置する発火性又は引火性物

火災区域内に設置する発火性又は引火性物である水素を内包する設備の火災により、重大質である水素ガスを内包する設備の火災によ質である水素を内包する設備の火災により，事故等に対処する機能を損なうことのないより，重大事故等に対処する機能を損なわない

重大事故等に対処する機能を損なわないよ

う、水素を内包する設備と重大事故等対処施設

よう，水素ガスを内包する設備と重大事故等

う，水素を内包する設備と重大事故等対処施は、壁等の設置による配置上の考慮を行う設計

対処施設は，壁等の設置による配置上の考慮

設は，壁等の設置による配置上の考慮を行うとする。

を行う設計とする。

設計とする。

(3) 換気(c) 換気火災区域に対する換気については，以下の設計とする。

a. 発火性又は引火性物質である潤滑油及び燃料油を内包する設備

ⅰ）発火性又は引火性物質である潤滑油又は燃料油を内包する設備

東海第二は「ガス」削除

ｃ．換気
火災区域に対する換気については，以下の設計とする。
(a) 発火性又は引火性物質である潤滑油及び燃料油を内包する設備

発火性又は引火性物質である潤滑油及び燃料

発火性又は引火性物質である潤滑油又は燃

発火性又は引火性物質である潤滑油又は燃油を内包する設備がある火災区域の建屋等は、料油を内包する設備がある火災区域の建屋等

料油を内包する設備がある火災区域の建屋等

等・・・地下ケーブルトンネルや軽油移送ポンプエ

火災の発生を防止するために、補助建屋送気フ

は，火災の発生を防止するために，原子炉区

は，火災の発生を防止するために，原子炉建

リア

ァン及び補助建屋排気ファン等、空調機器による機械換気又は自然換気により換気を行う設計

域・タービン区域送風機及び排風機等の空調機器による機械換気を行う設計とする。

屋送風機及び排風機等の空調機器による機械換気を行う設計とする。

東海第二の設備名を反映とする。

また，屋外開放の火災区域（非常用ディー

また，屋外開放の火災区域（常設代替高圧電ゼル発電機軽油タンク区域，燃料移送系ポン

源装置置場，海水ポンプ室）については，自然プ区域及び非常用ディーゼル発電機燃料移送換気を行う設計とする。

系ケーブルトレンチ）については，自然換気を行う設計とする。
b. 発火性又は引火性物質である水素を内包す

ⅱ） 発火性又は引火性物質である水素ガスを内包(b) 発火性又は引火性物質である水素を内包する
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：前回提出版からの変更点

東海第二発電所

新規制基準適合性確認比較表（設計基準対象施設）

先行プラント記載例（高浜 1 号炉）
る設備【対象項目：第四十一条

先行プラント記載例（柏崎）
する設備

火災による損傷の防止】

変更（案）【凡例】赤色：新規制基準に伴う見直し
青色：記載適正化（先行プラント反映）
緑色：記載適正化（その他）
黒色：既許可分より変更なし

備考

設備

発火性又は引火性物質である水素を内包する

発火性又は引火性物質である水素ガスを内発火性又は引火性物質である水素を内包す設備である蓄電池を設置する火災区域は、火災包する設備である蓄電池及び水素ガスボンベ

る設備である蓄電池及び水素ボンベを設置すの発生を防止するために、以下に示す空調機器を設置する火災区域又は火災区画は，火災のる火災区域又は火災区画は，火災の発生を防による機械換気により換気を行う設計とする。

発生を防止するために，以下に示す空調機器

止するために，以下に示す空調機器による機による機械換気により換気を行う設計とす械換気により換気を行う設計とする。

東海第二は「ガス」削除

る。
・蓄電池

・蓄電池を設置する火災区域又は火災区画は機械

ｉ） 蓄電池蓄電池を設置する火災区域は、バッテリ室送気フ換気を行う設計とする。特に，重大事故等対処

蓄電池を設置する火災区域又は火災区画は

ァン及び代替電源からも給電できる非常用母線に接施設である AM 用直流 125V 蓄電池を設置する

機械換気を行う設計とする。特に，重大事故

続されるバッテリ室排気ファンによる機械換気を行

火災区域は，常設代替交流電源設備からも給電等対処施設である緊急用直流 125V 蓄電池を設うことにより、水素濃度を燃焼限界濃度未満とする

できる非常用母線に接続される耐震 S クラス，

置する火災区域は，常設代替高圧電源装置かよう設計する。なお、全交流動力電源喪失時にバッ又は基準地震動に対して機能維持可能な設計とらも給電できる緊急用母線から供給される耐テリ室送気ファンによる送気ができない場合は、送する排風機による機械換気を行うことによっ震 S クラス又は基準地震動に対して機能維持

気ラインのダンパ開放により、自然給気を行う。

て，水素濃度を燃焼限界濃度以下とするよう設可能な設計とする排風機による機械換気を行計する。

うことによって，水素濃度を燃焼限界濃度以東海第二の設備名を反映下とするよう設計する。
・格納容器雰囲気モニタ校正用水素ガスボンベをⅱ） 水素ボンベ

設置する火災区域又は火災区画は，常用電源か格納容器雰囲気モニタ校正用水素ボンベをら給電される原子炉区域・タービン区域送風機設置する火災区域又は火災区画は，常用電源及び排風機による機械換気を行うことにより水から給電される原子炉建屋送風機及び排風機

素濃度を燃焼限界濃度以下とするよう設計すによる機械換気を行うことにより水素濃度をる。

燃焼限界濃度以下とするよう設計する。

なお、水素を内包する設備のある火災区域は、水水素ガスを内包する機器を設置する火災区域又は水素を内包する機器を設置する火災区域又は火災

素濃度が燃焼限界濃度未満の雰囲気となるように送火災区画は，水素濃度が燃焼限界濃度以下の雰囲気

区画は，水素濃度が燃焼限界濃度以下の雰囲気とな

気ファン及び排気ファンで換気されるが、送気ファとなるよう送風機及び排風機で換気されるが，送風

るよう送風機及び排風機で換気されるが，送風機及ン及び排気ファンは、多重化して設置する設計とす

機及び排風機は多重化して設置する設計とするたび排風機は多重化して設置する設計とするため，動るため、単一故障を想定しても換気は可能である。

め，動的機器の単一故障を想定しても換気は可能である。

的機器の単一故障を想定しても換気は可能である。

(4) 防爆(d) 防爆ｄ．防爆

東海第二は「ガス」削除

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：前回提出版からの変更点

東海第二発電所
先行プラント記載例（高浜 1 号炉）

新規制基準適合性確認比較表（設計基準対象施設）
先行プラント記載例（柏崎）
火災区域に対する防爆については，以下の設計とする。

a. 発火性又は引火性物質である潤滑油及び燃料油を内包する設備【対象項目：第四十一条

ｉ）発火性又は引火性物質である潤滑油又は燃料油を内包する設備

火災による損傷の防止】変更（案）設計とする。
(a) 発火性又は引火性物質である潤滑油又は燃料油を内包する設備
重大事故等対処施設を設置する火災区域内である潤滑油及び燃料油を内包する設備は、に設置する発火性又は引火性物質である潤滑油に設置する発火性又は引火性物質である潤滑「(1) 漏えい防止、拡大防止」で示したように、溶接構造等、潤滑油及び燃料油の漏えいを又は燃料油を内包する設備は，「1.6.2.2(1)a.(a)漏えいの防止，拡大防止」

油又は燃料油を内包する設備は，「1.5.2.2.1(1) a.漏えいの防止，拡大防防止する設計とするとともに、オイルパンの設に示すように，溶接構造，シール構造の採用に止」で示したように，溶接構造，シール構造

置等により、漏えいした潤滑油及び燃料油の拡よる潤滑油又は燃料油の漏えい防止対策を講じの採用により潤滑油又は燃料油の漏えいを防大を防止する設計とする。

る設計とするとともに，万一，漏えいした場合止する設計とするとともに，万一，漏えいしを考慮し堰等を設置することで，漏えいした潤た場合を考慮し堰等を設置することで，漏え

滑油又は燃料油が拡大することを防止する設計

いした潤滑油又は燃料油の拡大を防止する設

とする。

計とする。

潤滑油及び燃料油が設備の外部へ漏えいしてなお，潤滑油又は燃料油が設備の外部へ漏なお，潤滑油又は燃料油が設備の外部へ漏も、これらの引火点は、油内包機器を設置する室

えいしても，引火点は油内包機器を設置する

えいしても，引火点は油内包機器を設置する内温度よりも十分高く、機器運転時の温度より高火災区域の重大事故発生時における最高温度

火災区域の重大事故発生時における最高温度

いため、可燃性蒸気とならないことから、潤滑油よりも十分高く，機器運転時の温度よりも高よりも十分高く，機器運転時の温度よりも高及び燃料油が、爆発性の雰囲気を形成するおそれ

いため，可燃性の蒸気となることはない。

いため，可燃性の蒸気となることはない。

はない。

備考

火災区域に対する防爆については，以下の重大事故等対処施設を設置する火災区域内

火災区域内に設置する発火性又は引火性物質【凡例】赤色：新規制基準に伴う見直し
青色：記載適正化（先行プラント反映）
緑色：記載適正化（その他）
黒色：既許可分より変更なし

また，重大事故等対処施設で軽油を内包す

また，重大事故等対処施設で軽油を内包す

る軽油タンク，常設代替交流電源設備及び地る軽油貯蔵タンク，常設代替高圧電源装置，

下燃料タンクは屋外に設定されており，可燃

可搬型設備用軽油タンク及び緊急時対策所発性の蒸気が滞留するおそれはない。

電機用燃料油貯蔵タンクは屋外に設定されており，可燃性蒸気が滞留するおそれはない。

b. 発火性又は引火性物質である水素を内包する設備ⅱ) 発火性又は引火性物質である水素ガスを内包する設備(b) 発火性又は引火性物質である水素を内包する
設備

火災区域内に設置する発火性又は引火性物質で重大事故等対処施設を設置する火災区域に重大事故等対処施設を設置する火災区域にある水素を内包する設備は、「(3) 換気」に示す機設置する発火性又は引火性物質である水素ガ

設置する発火性又は引火性物質である水素を械換気により水素濃度を燃焼限界濃度未満とする

スを内包する設備は，「1.6.2.2(1)a.(a)漏え

内包する設備は，「1.5.2.2(1)a.(a)漏えいのよう設計する。

いの防止，拡大防止」に示すように，溶接構造等の採用により水素ガスの漏えいを防止す防止，拡大防止」に示すように，溶接構造等の採用により水素の漏えいを防止する設計とる設計とするとともに，「1.6.2.2(1)a.(c)するとともに，「1.5.2.2.1(1) c.換気」に示

換気」に示す機械換気により水素濃度を燃焼す機械換気により水素濃度を燃焼限界濃度以

限界濃度以下とするよう設計する。

下とするよう設計する。

以上の設計により、「電気設備に関する技術基準以上の設計により，「電気設備に関する技を定める省令」第六十九条及び「工場電気設備防術基準を定める省令」第六十九条及び「工場
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：前回提出版からの変更点

東海第二発電所

新規制基準適合性確認比較表（設計基準対象施設）

先行プラント記載例（高浜 1 号炉）【対象項目：第四十一条

先行プラント記載例（柏崎）火災による損傷の防止】【凡例】赤色：新規制基準に伴う見直し
青色：記載適正化（先行プラント反映）
緑色：記載適正化（その他）
黒色：既許可分より変更なし

変更（案）爆指針」で要求される爆発性雰囲気とはならない

以上の設計により，「電気設備に関する技

電気設備防爆指針」で要求される爆発性雰囲ため、当該火災区域に設置する電気・計装品を防術基準を定める省令」第六十九条及び「工場

気とならないため，当該の設備を設ける火災爆型とする必要はなく、防爆を目的とした電気設

電気設備防爆指針」で要求される爆発性雰囲区域又は火災区画に設置する電気・計装品を備の接地も必要ない。

気とならないため，当該の設備を設ける火災防爆型とせず，防爆を目的とした電気設備の区域又は火災区画に設置する電気・計装品を接地も必要としない設計とする。

なお、電気設備の必要な箇所には「原子力発電

防爆型とせず，防爆を目的とした電気設備のなお，電気設備が必要な箇所には，「原子

工作物に係る電気設備に関する技術基準を定める
省令」第十条、第十一条に基づく接地を施す設計

接地も必要としない設計とする。
なお，電気設備が必要な箇所には，「原子力発電工作物に係る電気設備に関する技術基準を定める命令」第十条及び第十一条に基づとする。

力発電工作物に係る電気設備に関する技術基

く接地を施す設計とする。

備考

正式名称は省令でなく，命令。

準を定める命令」第十条及び第十一条に基づ(5) 貯蔵く接地を施す設計とする。

重大事故等対処施設を設置する火災区域に設貯蔵機器とは、供給設備へ補給するために設置する機器のことであり、発火性又は引火性物

ｅ．貯蔵(e) 貯蔵

置される発火性又は引火性物質を内包する貯蔵機器については，以下の設計とする。

質である潤滑油及び燃料油の貯蔵機器として重大事故等対処施設を設置する火災区域には、ディーゼル発電機、空冷式非常用発電装設置される発火性又は引火性物質を内包する貯蔵機器とは供給設備へ補給するために設置

置、電源車、電源車（可搬式代替低圧注水ポン

貯蔵機器については，以下の設計とする。

する機器のことであり，重大事故等対処施設を貯蔵機器とは，供給設備へ補給するために設置する火災区域内の発火性又は引火性物質で設置する機器のことであり，重大事故等対処ある潤滑油又は燃料油の貯蔵機器としては，常燃料油貯油そうは、一定時間のディーゼル発施設を設置する火災区域内における，発火性

設代替高圧電源装置，軽油貯蔵タンク，可搬型

電機等の連続運転に必要な量を貯蔵することを又は引火性物質である潤滑油又は燃料油の貯設備用軽油タンク及び緊急時対策所発電機用燃考慮した設計とする。

蔵機器としては，常設代替交流電源設備及び料油貯蔵タンク等がある。

プ用）、大容量ポンプの燃料油貯油そうがある。

地下燃料タンク，非常用ディーゼル発電機燃料ディタンク及び軽油タンクがある。

等：デイタンク

軽油貯蔵タンクについては，重大事故等時に機能を要求される設備が７日間連続で運転でき

常設代替交流電源設備及び地下燃料タンク

るように，タンク（2 基）の容量に対して，非は，常設代替交流電源設備を 12 時間以上連

常用ディーゼル発電機（2 台），高圧炉心スプレ

続運転するために必要な量を貯蔵することをイ系ディーゼル発電機（1 台）及び常設代替高考慮した設計とする。燃料ディタンクについ

圧電源装置（2 台）が７日間連続運転に必要なては，非常用ディーゼル発電機を 8 時間連続量を貯蔵することを考慮した設計とする。

運転するために必要な量を貯蔵することを考

可搬型設備用軽油タンクについては，可搬型慮した設計とする。軽油タンクについては，

代替低圧電源車等の可搬型設備が 7 日間連続で1 基あたり非常用ディーゼル発電機 2 台，又は常設代替交流電源設備等の重大事故時に必運転するために必要な量を貯蔵することを考慮した設計とする。

要となる設備を 7 日間連続運転するために必緊急時対策所発電機用燃料油貯蔵タンクにつ要な量を貯蔵することを考慮した設計とす

いては，重大事故等時に緊急時対策所建屋に７る。

日間連続で電源供給するために必要な量を貯蔵することを考慮した設計とする。

容量根拠→SA で一番厳しい条件
東海第二の設備名を反映

東海第二の設備名及び必要量を反映

緊急時対策所建屋の燃料タンクは１基で 100％容量

重大事故等対処施設を設置する火災区域内における，発火性又は引火性物質である水素の貯蔵機器としては，格納容器雰囲気モニタ校正用
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：前回提出版からの変更点

東海第二発電所
先行プラント記載例（高浜 1 号炉）

新規制基準適合性確認比較表（設計基準対象施設）【対象項目：第四十一条

先行プラント記載例（柏崎）
重大事故等対処施設を設置する火災区域内における，発火性又は引火性物質である水素火災による損傷の防止】

変更（案）【凡例】赤色：新規制基準に伴う見直し
青色：記載適正化（先行プラント反映）
緑色：記載適正化（その他）
黒色：既許可分より変更なし

備考

水素ボンベがあり，これらのボンベは運転上必
要な量を考慮し貯蔵する設計とする。

ガスの貯蔵機器としては，格納容器内雰囲気
モニタ校正用水素ガスボンベがあり，これらのボンベは運転上必要な量を考慮し貯蔵する
1.5.2.2.1.2 可燃性の蒸気又は可燃性の微粉の対策「1.5.1.2.1.2 可燃性の蒸気又は可燃性の微粉の(2) 可燃性の蒸気及び微粉への対策設計とする。
b.可燃性の蒸気及び微粉への対策

設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。

対策」の基本方針を適用する。
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針
1.5.2.2.1.3 発火源への対策を適用する。

備を設置しない設計とする。
また、原子炉施設には、高温となる設備がある

設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。

原子炉施設には、金属製の本体内に収納する等の対策を行い、設備外部に出た火花が発火源となる設(3) 発火源への対策

c. 発火源への対策
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。

が、高温部分を保温材で覆うことにより、可燃性物
質との接触防止や潤滑油等可燃物の加熱防止を行う設計とする。
原子炉格納容器水素燃焼装置は、操作スイッチを制御盤内に収納し、操作部に保護カバーを設置する等の誤操作防止対策を行い、通常時に電源を供給しない設計とする。
(4) 水素対策
火災区域に対する水素対策については，以下

1.5.2.2.1.4 水素対策の設計とする。

水素を内包する設備を設置する火災区域について
は、「1.5.2.2.1.1(3) 換気」に示すように、機械換気を行うことにより、水素濃度を燃焼限界濃度未満とするよう設計する。

d. 水素ガス対策
火災区域に対する水素ガス対策については，
以下の設計とする。

発火性又は引火性物質である水素を内包する設備を設置する火災区域又は火災区画は，「1.5.2.2.1(1) ａ.漏えいの防止，拡大防止」

水素濃度を燃焼限界濃度未満とするよう設計す

発火性又は引火性物質である水素ガスを内包に示すように，発火性又は引火性物質である水る。また、蓄電池を設置する火災区域は、充電時にする設備を設置する火災区域又は火災区画は，

素を内包する設備を溶接構造等とすることによおける蓄電池が水素を発生するおそれがあることを考慮して、水素濃度検知器を設置し、水素の燃焼限「1.6.2.2.(1)a.(a) 漏えいの防止，拡大防止」に示すように，発火性又は引火性物質であり雰囲気への水素の漏えいを防止するとともに，「1.5.2.2.1(1) c.換気」に示すように，機界濃度である 4vol%の 1/4 以下の濃度にて、中央制る水素ガスを内包する設備を溶接構造等とする

械換気を行うことによって水素濃度が燃焼限界

御室に警報を発する設計とする。

ことにより雰囲気への水素ガスの漏えいを防止濃度以下となるように設計する。

東海第二は「ガス」を削除

東海第二は「ガス」を削除するとともに，「1.6.2.2.(1)a.(c) 換気」に示
すように，機械換気を行うことによって水素濃蓄電池を設置する火災区域又は火災区画は，度が燃焼限界濃度以下となるように設計する。

充電時において蓄電池から水素が発生するおそれがあることから，当該区域又は区画に可燃物を持ち込まないこととする。また，蓄電池室の9/54

：前回提出版からの変更点

東海第二発電所

新規制基準適合性確認比較表（設計基準対象施設）

先行プラント記載例（高浜 1 号炉）【対象項目：第四十一条

先行プラント記載例（柏崎）火災による損傷の防止】変更（案）

蓄電池を設置する火災区域又は火災区画は，上部に水素濃度検出器を設置し，水素の燃焼限

充電時において蓄電池から水素ガスが発生する

界濃度である 4vol%の 1/4 以下の濃度にて中央

おそれがあることから，当該区域又は区画に可制御室に警報を発する設計とする。

燃物を持ち込まないこととする。また，蓄電池

格納容器雰囲気モニタ校正用水素ボンベを設室の上部に水素濃度検出器を設置し，水素ガス

置する火災区域又は火災区画については， 通常の燃焼限界濃度である 4vol%の 1/4 以下の濃度時は元弁を閉とする運用とし，「1.5.2.2.1(1)にて中央制御室に警報を発する設計とする。
格納容器雰囲気モニタ校正用水素ガスボンベ

c.換気」に示す機械換気により水素濃度を燃焼限界以下とすることから，水素濃度検出器は設を設置する火災区域又は火災区画については，

置しない設計とする。

【凡例】赤色：新規制基準に伴う見直し
青色：記載適正化（先行プラント反映）
緑色：記載適正化（その他）
黒色：既許可分より変更なし

備考

通常時は元弁を閉とする運用とし，「1.6.2.2.(1)a.(c) 換気」に示す機械換気に
1.5.2.2.1.5 放射線分解等により発生する水素のより水素濃度を燃焼限界以下とすることから，対策

水素濃度検出器は設置しない設計とする。

放射線分解により水素が発生する火災区域又は火災区画における，水素の蓄積防止対策として蓄積防止対策加圧器以外の１次冷却系は高圧水の一相流とし、(5) 放射線分解等により発生する水素の蓄積防止

e. 放射線分解等により発生する水素ガスの蓄

東海第二は「ガス」を削除

は，社団法人火力原子力発電技術協会

また、加圧器内も運転中は常に１次冷却材と蒸気を積防止対策「BWR 配管における混合ガス（水素・酸素）蓄積

平衡状態とすることで、水素や酸素の濃度が高い状

放射線分解により水素ガスが発生する火災区域

防止に関するガイドライン（平成 17 年 10 月）」

態で滞留、蓄積することを防止する設計とする。

又は火災区画における，水素ガスの蓄積防止対策に基づき，水素の蓄積を防止する設計とする。

としては，社団法人火力原子力発電技術協会

蓄電池を設置する火災区域は、空調機器による機械換気により、水素濃度を燃焼限界濃度未満とする
よう設計する。

「BWR 配管における混合ガス（水素・酸素）蓄積

蓄電池を設置する火災区域又は火災区画は，防止に関するガイドライン（平成 17 年 10 月）」「1.5.2.2.1(4) 水素対策」に示すように，機械に基づき，水素ガスの蓄積を防止する設計とす換気を行うことによって水素濃度が燃焼限界濃度る。

以下となるように設計する。

蓄電池を設置する火災区域又は火災区画は，「1.6.2.2.(1)d. 水素ガス対策」に示すように，

重大事故時の原子炉格納容器内で発生する水素については、静的触媒式水素再結合装置、原子炉格納機械換気を行うことによって水素濃度が燃焼限界
濃度以下となるように設計する。

容器水素燃焼装置にて、蓄積防止対策を行う設計とする。また、重大事故時のアニュラス内の水素については、アニュラス循環排気ファン等にて、蓄積防(6) 過電流による過熱防止対策
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針

止対策を行う設計とする。

を適用する。

1.5.2.2.1.6 過電流による過熱防止対策｢1.5.1.2.1.6 過電流による過熱防止対策｣の基本
方針を適用する。

f. 過電流による過熱防止対策
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。

1.5.2.2.2 不燃性材料又は難燃性材料の使用

1.5.2.2.2 不燃性材料又は難燃性材料の使用
重大事故等対処施設に対しては，不燃性材料又は難燃性材料を使用する設計とし，不燃性材料又10/54

：前回提出版からの変更点

東海第二発電所
先行プラント記載例（高浜 1 号炉）

新規制基準適合性確認比較表（設計基準対象施設）
先行プラント記載例（柏崎）【対象項目：第四十一条

火災による損傷の防止】変更（案）(2) 不燃性材料又は難燃性材料の使用

は難燃性材料が使用できない場合は，以下のいず施設に対しては、不燃性材料又は難燃性材料を使用

重大事故等対処施設に対しては，不燃性材料又はれかの設計とする。

する設計とし、不燃性材料又は難燃性材料が使用で難燃性材料を使用する設計とし，不燃性材料又は難・不燃性材料又は難燃性材料と同等以上の性能をきない場合は以下とする。

燃性材料が使用できない場合は，以下のいずれかの有するもの（以下「代替材料」という。
）を使用設計とする。

する設計とする。

不燃性材料又は難燃性材料の使用重大事故等対処

・代替材料を使用する設計とする。

・不燃性材料又は難燃性材料と同等以上の性能を・重大事故等対処施設の機能を確保するために必・重大事故等対処施設の機能を確保するために必有するもの（以下「代替材料」という。
）を使用する設計とする。

要な代替材料の使用が技術上困難な場合には，当該構築物，系統及び機器における火災に起因要な代替材料の使用が技術上困難な場合であっ・重大事故等対処施設の機能を確保するために必して他の重大事故等対処施設及び設計基準事故て、当該施設における火災に起因して他の重大要な代替材料の使用が技術上困難な場合には，対処設備において火災が発生することを防止す

事故等対処施設及び設計基準事故対処設備にお当該構築物，系統及び機器における火災に起因るための措置を講じる設計とする。

いて火災が発生することを防止するための措置

して他の重大事故等対処施設及び設計基準事故を講じる設計とする。

対処設備において火災が発生することを防止するための措置を講じる設計とする。

a. 主要な構造材に対する不燃性材料の使用(1) 主要な構造材に対する不燃性材料の使用

び機器のうち，機器，配管，ダクト，トレイ，電線管，盤の筐体及びこれらの支持構造物の主要な重大事故等対処施設のうち、機器、配管、ダク
ト、トレイ、電線管、盤の筐体及びこれらの支持構

重大事故等対処施設を構成する構築物，系統

構造材は，火災の発生防止及び当該設備の強度確

造物の主要な構造材は、火災の発生防止及び当該設及び機器のうち，機器，配管，ダクト，トレ

保等を考慮し，ステンレス鋼，低合金鋼，炭素鋼

備の強度確保等を考慮し、ステンレス鋼、低合金

イ，電線管，盤の筐体及びこれらの支持構造物

等の金属材料，又はコンクリート等の不燃性材料

鋼、炭素鋼等の金属材料、又はコンクリート等の不の主要な構造材は，火災の発生防止及び当該設を使用する設計とする。

燃性材料を使用する設計とする。

備の強度確保等を考慮し，ステンレス鋼，低合

ただし，配管のパッキン類は，その機能を確保

金鋼，炭素鋼等の金属材料，又はコンクリートするために必要な代替材料の使用が技術上困難で等の不燃性材料を使用する設計とする。

あるが，金属で覆われた狭隘部に設置し直接火炎るために必要な代替材料の使用が技術上困難である

ただし，配管のパッキン類は，その機能を確保すに晒されることはなく，これにより他の重大事故が、金属で覆われた狭隘部に設置し直接火炎に晒さるために必要な代替材料の使用が技術上困難である等対処施設及び設計基準事故対処設備を構成する

れることはないことから不燃性材料又は難燃性材料

が，金属で覆われた狭隘部に設置し直接火炎に晒さ構築物，系統及び機器において火災が発生するおでない材料を使用する設計とする。また、金属に覆れることはなく，これにより他の重大事故等対処施

それはないことから不燃性材料又は難燃性材料でわれたポンプ及び弁等の駆動部の潤滑油並びに金属設及び設計基準事故対処設備を構成する構築物，系はない材料を使用する設計とする。また，金属にに覆われた機器躯体内部に設置される電気配線は、発火した場合でも、他の重大事故等対処施設及び設

統及び機器において火災が発生するおそれはないことから不燃性材料又は難燃性材料ではない材料を使覆われたポンプ及び弁等の駆動部の潤滑油並びに金属に覆われた機器躯体内部に設置される電気配計基準事故対処設備に延焼しないことから、不燃性用する設計とする。また，金属で覆われたポンプ及線は，発火した場合でも，他の重大事故等対処施

材料又は難燃性材料でない材料を使用する設計とす

び弁等の駆動部の潤滑油並びに金属に覆われた機器

設及び設計基準事故対処設備を構成する構築物，る。

躯体内部に設置される電気配線は，発火した場合で系統及び機器に延焼しないことから，不燃性材料

も，他の重大事故等対処施設及び設計基準事故対処

又は難燃性材料ではない材料を使用する設計とす

設備を構成する構築物，系統及び機器に延焼しないる。

ただし、配管のパッキン類は、その機能を確保す

備考

重大事故等対処施設を構成する構築物，系統及1.5.2.2.2.1 主要な構造材に対する不燃性材料の使用【凡例】赤色：新規制基準に伴う見直し
青色：記載適正化（先行プラント反映）
緑色：記載適正化（その他）
黒色：既許可分より変更なし

ことから，不燃性材料又は難燃性材料ではない材料を使用する設計とする。

(2) 変圧器及び遮断器に対する絶縁油等の内包
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：前回提出版からの変更点

東海第二発電所
先行プラント記載例（高浜 1 号炉）

新規制基準適合性確認比較表（設計基準対象施設）【対象項目：第四十一条

先行プラント記載例（柏崎）火災による損傷の防止】

変更（案）【凡例】赤色：新規制基準に伴う見直し
青色：記載適正化（先行プラント反映）
緑色：記載適正化（その他）
黒色：既許可分より変更なし

備考

重大事故等対処施設を構成する構築物，系統及び機器のうち，屋内の変圧器及び遮断器は可燃性

1.5.2.2.2.2 変圧器及び遮断器に対する絶縁油等の内包

b. 変圧器及び遮断器に対する絶縁油等の内包る設計とする。

重大事故等対処施設に対して、｢1.5.1.2.2.2 変圧器及び遮断器に対する絶縁油等の内包｣の基本方
針を適用する。

重大事故等対処施設を構成する構築物，系統及び機器のうち，屋内の変圧器及び遮断器は可燃性物質である絶縁油を内包していないものを使用す(3) 難燃ケーブルの使用
重大事故等対処施設に使用するケーブルには，実る設計とする。

証試験により自己消火性(UL 垂直燃焼試験)及び延焼 性 (IEEE383( 光 フ ァ イ バ ケ ー ブ ル の 場 合 は

1.5.2.2.2.3 難燃ケーブルの使用
重大事故等対処施設に使用するケーブルは、実証試験により自己消火性及び延焼性を確認した難燃ケ物質である絶縁油を内包していないものを使用す

c. 難燃ケーブルの使用
重大事故等対処施設に使用するケーブルには，実IEEE1202)垂直トレイ燃焼試験)を確認した難燃ケーブルを使用する設計とする。

証試験により自己消火性（UL 垂直燃焼試験）及び

ただし，重大事故等対処施設に使用するケーブル

延焼性（IEEE383（光ファイバケーブルの場合はには，自己消火性を確認するＵＬ垂直燃焼試験は満IEEE1202）垂直トレイ燃焼試験）を確認した難燃ケ

足するが，延焼性を確認する IEEE383 垂直トレイ足するが、延焼性を確認する IEEE383 垂直トレイ燃 ーブルを使用する設計とする。
ただし，一部のケーブルについては製造中止のた
焼試験の要求を満足しない非難燃ケーブルがある。

燃焼試験の要求を満足しない非難燃ケーブルがあしたがって、非難燃ケーブルについては、以下のめ自己消火性を確認する UL 垂直燃焼試験を実施でしたがって，非難燃ケーブルについては，原則，(1)に示すように、引き替えて難燃ケーブルを使用きない。このケーブルについては，UL 垂直燃焼試験

難燃ケーブルに引き替えて使用する設計とし，非難する設計、並びに難燃ケーブルと同等以上の難燃性と同様の試験である ICEA 垂直燃焼試験の結果と，燃ケーブルを使用する場合には，以下に示すように能を確保するため、(2)に示すように非難燃ケーブ

同じ材質のシースを持つケーブルで実施した UL 垂

範囲を限定した上で，難燃ケーブルと同等以上の難

ル及びケーブルトレイを防火シート、結束バンド及直燃焼試験結果より，自己消火性を確認する設計と燃性能を確保できる代替措置（複合体）を施す設計

びシート押さえ器具で覆い複合体を形成する設計、

する。

とする。

ーブルを使用する設計とする。
ただし、重大事故等対処施設に使用するケーブルには、自己消火性を確認するＵＬ垂直燃焼試験は満又は(3)に示すように電線管等に収納する設計とする。

る。

(a)ケーブルの引き替えに伴う課題が回避される範囲(b)難燃ケーブルと比較した場合に，火災リスクに(1) 非難燃ケーブルを引き替えて難燃ケーブルを有意な差がない範囲

使用する設計ケーブル物量が大幅に削減できる範囲、過電流による発火リスクの低減が図れる範囲、及び原子炉格
納容器内については、用途や安全性の向上の観点から、非難燃ケーブルを引き替えて難燃ケーブルを使用する設計とする。
a. ケーブル物量が大幅に削減できる範囲
非難燃ケーブルが集中している箇所（ケーブル処
理室等）において、信号を集約し伝送することができる光ケーブル（難燃ケーブル）に引き替えること

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：前回提出版からの変更点

東海第二発電所
先行プラント記載例（高浜 1 号炉）

新規制基準適合性確認比較表（設計基準対象施設）【対象項目：第四十一条

先行プラント記載例（柏崎）火災による損傷の防止】

変更（案）【凡例】赤色：新規制基準に伴う見直し
青色：記載適正化（先行プラント反映）
緑色：記載適正化（その他）
黒色：既許可分より変更なし

備考

で可燃物であるケーブル物量が大幅に削減できる範囲
b. 過電流による発火リスクの低減が図れる範囲
短絡又は地絡に起因する過電流による発火リスクのある高圧電力及び低圧電力ケーブルである非難燃ケーブルにおいて、高電圧が印加され発火時の発熱量が多い高圧電力ケーブルのうち、通電時間が長く
難燃ケーブルに新たに引き替えることで過電流による発火リスクの低減が図れる範囲
c. 原子炉格納容器内
1 次冷却材漏えい事故等が発生した場合に防火シートがデブリ発生の要因となりうる原子炉格納容器
内

ａ． 複合体を形成する設計
複合体は，難燃ケーブルと同等以上の難燃性能を確保する設計とする。
このため，複合体外部及び複合体内部の火災を想(2) 複合体を形成する設計
複合体は、難燃ケーブルと同等以上の難燃性能を確保する設計とする。

定した設計とする。
また，複合体は，防火シートが与える化学的影響，複合体内部への熱の蓄積及び重量増加を考慮してもこのため、複合体外部の火災を想定した場合に必非難燃ケーブル及びケーブルトレイの機能が損なわ要な設計を行った上で、複合体内部の発火を想定しれないことを確認するとともに，施工後において，複た場合に必要な設計を加える。

合体の難燃性能を維持する上で，防火シートのずれ， 先行 PWR を反映（東二用に記載の適正化）

また、複合体は、防火シートが与える化学的影
響、複合体内部への熱の蓄積及び重量増加を考慮し隙間及び傷の範囲を考慮する設計とし，これらを実 ペデスタル内の核計装ケーブルは難燃ケーブル
証試験により確認して使用する設計とする。

ても非難燃ケーブル及びケーブルトレイの機能が損なわれないことを確認するとともに、施工後において、複合体の難燃性能を維持する上で、防火シートのずれ、隙間及び傷の範囲を考慮する設計とし、こ(a)複合体外部の火災を想定した場合の設計

れらを実証試験により確認して使用する設計とす複合体は，外部の火災に対して，不燃材の防火シーる。

トにより外部からの火炎を遮断し，直接ケーブルに火炎が当たり燃焼することを防止することにより，a．複合体外部の火災を想定した場合の設計
複合体は、外部の火災に対して、燃焼の 3 要素

難燃ケーブルと同等以上の難燃性能が確保できる設計とする。

（熱（火炎）、酸素、可燃物）のうち熱（火炎）及

このため，複合体は，火炎を遮断するため，非難燃

び酸素量を抑制することにより、難燃ケーブルと同ケーブルが露出しないように非難燃ケーブル及びケ等以上の難燃性能が確保できる設計とする。

ーブルトレイを防火シートで覆い，その状態を維持

このため、複合体は、熱（火炎）及び酸素量を抑するため結束ベルトで固定する設計とする。

制するため、非難燃ケーブルが露出しないように非難燃ケーブル及びケーブルトレイを防火シートで覆実証試験では，この設計の妥当性を確認するため，い、その状態を維持するため結束ベルトで固定し、防火シートが遮炎性を有していること，その上で，複13/54

：前回提出版からの変更点

東海第二発電所
先行プラント記載例（高浜 1 号炉）

新規制基準適合性確認比較表（設計基準対象施設）【対象項目：第四十一条

先行プラント記載例（柏崎）火災による損傷の防止】変更（案）

シート押さえ器具で非難燃ケーブルと防火シートの合体としては，延焼による損傷長が難燃ケーブルよ隙間が拡大することを抑える設計とする。

りも短くなることを確認した上で使用する。

【凡例】赤色：新規制基準に伴う見直し
青色：記載適正化（先行プラント反映）
緑色：記載適正化（その他）
黒色：既許可分より変更なし

備考

実証試験では、この設計の妥当性を確認するため、防火シートが不燃性、遮炎性、耐久性及び被覆性を有していること、その上で、複合体としては、
自己消火し燃え止まること、延焼による損傷長が難(b)複合体内部の火災を想定した場合の設計

燃ケーブルよりも短くなることを確認した上で使用する。

複合体は，短絡又は地絡に起因する過電流により発火した内部の火災に対して，燃焼の３要素のうち，酸素量を抑制することにより，難燃ケーブルと同等

b．複合体内部の発火を想定した場合の設計以上の難燃性能が確保できる設計とする。

複合体は、短絡又は地絡に起因する過電流により

このため，複合体は，「a.複合体外部の火災を想定

発火した内部の火災に対して、酸素量を抑制するこ

した場合の設計」に加え，複合体内部の延焼を燃え止とにより、難燃ケーブルと同等以上の難燃性能が確まらせるため，ケーブルトレイが火災区画の境界と保できる設計とする。

なる壁，天井又は床を貫通する部分に耐火シールを

このため、複合体は、「a.複合体外部の火災を想処置し，延焼の可能性のあるケーブルトレイ設置方

定した場合の設計」に加え、複合体内部の延焼を燃向にファイアストッパを設置する設計とする。

え止まらせるため、ケーブルトレイが火災区画の境

また，複合体内部の火炎が外部に露出しないよう界となる壁、天井又は床を貫通する部分に耐火シーにするため，防火シート間を重ねて覆う設計とする。

ルを処置し、延焼の可能性のあるケーブルトレイに実証試験では，この設計の妥当性を確認するため，

シート押さえ器具を設置する設計とする。

複合体内部の火炎に対して自己消火し燃え止まるこ

また、複合体内部の火炎が外部に露出しないようと，防火シートで複合体内部の酸素量を抑制するこにするため、防火シート間を重ねて覆う設計とすとにより耐延焼性を確保できることを確認した上で

る。

使用する。

実証試験では、この設計の妥当性を確認するた
め、複合体内部の火炎に対して自己消火し燃え止ま

ｂ．電線管に収納する設計

ること、防火シートで複合体内部の火炎が遮られ外複合体とするケーブルトレイから重大事故等対処

部に露出しないことを確認した上で使用する。

施設に接続するために電線管で敷設される非難燃ケーブルは，火災を想定した場合にも延焼が発生しないように，電線管に収納するとともに，電線管の両端(3) 電線管等に収納する設計

は電線管外部からの酸素供給防止を目的として，難複合体とするケーブルトレイから重大事故等対処
施設に接続するために電線管で敷設される非難燃ケ

燃性の耐熱シール材を処置する設計とする。

ーブルは、火災を想定した場合にも延焼が発生しな

なお，放射線モニタケーブルについては，放射線検

いように、電線管に収納するとともに、電線管の両出のためには微弱電流又は微弱パルスを扱う必要が端は電線管外部からの酸素供給防止を目的として、あり，耐ノイズ性を確保するため，絶縁体に誘電率の難燃性の耐熱シール材を処置する設計とする。

低い架橋ポリエチレンを使用することで高い絶縁抵

なお、放射線監視設備用ケーブルは、微弱電流・また，核計装ケーブルは，微弱電流又は微弱パル

微弱パルスを扱うため、耐ノイズ性を確保するためスを扱う必要があり，耐ノイズ性を確保するためにに、絶縁体に誘電率の低い架橋ポリエチレンを使用

高い絶縁抵抗を有する同軸ケーブルを使用する設計

抗を有する同軸ケーブルを使用する設計とする。
このケーブルは，自己消火性を確認する UL 垂直燃 放射線モニタケーブルは IEEE383 に合格する代替
焼試験は満足するが，延焼性を確認する IEEE383 垂 材料がないため電線管で敷設
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：前回提出版からの変更点

東海第二発電所

新規制基準適合性確認比較表（設計基準対象施設）【対象項目：第四十一条

火災による損傷の防止】

先行プラント記載例（高浜 1 号炉）

先行プラント記載例（柏崎）

変更（案）する設計とする。このケーブルは、自己消火性を確とする。放射線モニタケーブルについても，放射線

直トレイ燃焼試験の要求を満足することが困難であ認するＵＬ垂直燃焼試験は満足するが、延焼性を確検出のためには微弱電流又は微弱パルスを扱う必要る。
た場合にも延焼が発生しないよう，専用電線管に収を使用することで高い絶縁抵抗を有する同軸ケーブ納するとともに，電線管の両端は，電線管外部からの電線管内は、外気から容易に酸素の供給がない閉塞

ルを使用する設計とする。

酸素供給防止を目的とし，耐火性を有するシール材

した状態であるため、内部のケーブルに火災が発生してもケーブルの燃焼に必要な酸素が不足し、燃焼

これらのケーブルは，自己消火性を確認する UL
垂直燃焼試験は満足するが，耐延焼性を確認する

を処置する設計とする。
耐火性を有するシール材を処置した電線管内は外の維持ができなくなるので、すぐに自己消火し、ケIEEE383 垂直トレイ燃焼試験の要求を満足すること

気から容易に酸素の供給がない閉塞した状態である

ーブルは延焼しない。

が困難である。

ため，放射線モニタケーブルに火災が発生してもケ

このため，核計装ケーブル及び放射線モニタケー

ーブルの燃焼に必要な酸素が不足し，燃焼の維持が材により酸素の供給防止を講じた非難燃ケーブル

ブルは，火災を想定した場合にも延焼が発生しない

できなくなるので，すぐに自己消火し，ケーブルは延は、IEEE383 垂直トレイ燃焼試験の判定基準を満足よう専用電線管に収納するとともに，電線管の両端焼しない。このため，専用電線管で収納し，耐火性をするケーブルと同等以上の延焼防止性能を有する。

を電線管外部からの酸素供給防止を目的とした耐火有するシール材により酸素の供給防止を講じた放射

また、通信連絡設備の機器本体に使用する専用ケ性を有するシール材による処置を行う設計とする。

線モニタケーブルは，IEEE383 垂直トレイ燃焼試験

このため、電線管で収納し、難燃性の耐熱シール

備考

このため，放射線モニタケーブルは，火災を想定し認する IEEE383 垂直トレイ燃焼試験の要求を満足し があり，核計装ケーブルと同様に耐ノイズ性を確保するため，絶縁体に誘電率の低い架橋ポリエチレンない。
以上のように、難燃性の耐熱シール材を処置した【凡例】赤色：新規制基準に伴う見直し
青色：記載適正化（先行プラント反映）
緑色：記載適正化（その他）
黒色：既許可分より変更なし

ーブルは、通信事業者の指定するケーブルを使用すの判定基準を満足するケーブルと同等以上の延焼防る必要がある場合や製造者等により機器本体とケー止性能を有する。

ブル（電源アダプタ等を含む。
）を含めた電気用品としての安全性が確認されている場合、又は電話コード等のように機器本体を移動して使用することを考慮して可とう性が求められる場合は、難燃ケーブ
ルの使用が技術上困難である。
これらのケーブルは、金属製の筐体等に収納す
る、延焼防止材により保護する、又は専用の電線管(4) 換気設備のフィルタに対する不燃性材料又に敷設するなどの措置を講じることにより、他の重は難燃性材料の使用

大事故等対処施設及び設計基準事故対処設備に火災

設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針が発生することを防止する設計とする。

を適用する。
1.5.2.2.2.4 換気空調設備のフィルタに対する不燃性材料又は難燃性材料の使用
重大事故等対処施設に対して、｢1.5.1.2.2.4 換気空調設備のフィルタに対する不燃性材料又は難燃

d. 換気設備のフィルタに対する不燃性材料又は難燃性材料の使用
重大事故等対処施設に対して，設計基準対象
施設の火災防護に関する基本方針を適用する。

を適用する。

性材料の使用｣の基本方針を適用する。
1.5.2.2.2.5 保温材に対する不燃性材料の使用
重大事故等対処施設に対して、｢1.5.1.2.2.5 保
温材に対する不燃性材料の使用｣の基本方針を適用する。

(5) 保温材に対する不燃性材料の使用
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針

e. 保温材に対する不燃性材料の使用
重大事故等対処施設に対して，設計基準対象施設(6) 建屋内装材に対する不燃性材料の使用の火災防護に関する基本方針を適用する。
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を
適用する。
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東海第二発電所

新規制基準適合性確認比較表（設計基準対象施設）

先行プラント記載例（高浜 1 号炉）
1.5.2.2.2.6 建屋内装材に対する不燃性材料の使【対象項目：第四十一条

先行プラント記載例（柏崎）火災による損傷の防止】

変更（案）【凡例】赤色：新規制基準に伴う見直し
青色：記載適正化（先行プラント反映）
緑色：記載適正化（その他）
黒色：既許可分より変更なし

備考

f. 建屋内装材に対する不燃性材料の使用

用
重大事故等対処施設を設置する建屋の内装材に対して、｢1.5.1.2.2.6 建屋内装材に対する不燃性材

重大事故等対処施設に対して，設計基準対象施設

1.5.2.2.3

落雷，地震等の自然現象による火災発生の防止の火災防護に関する基本方針を適用する。

東海第二発電所の安全を確保する上で設計上考慮料の使用｣の基本方針を適用する。

すべき自然現象としては，地震，津波，洪水，風（台風），竜巻，低温（凍結），降水，積雪，落雷，地滑り，
火山の影響，生物学的事象，森林火災及び高潮を抽出

1.5.2.2.3 落雷、地震等の自然現象による火災発
生の防止(3) 落雷，地震等の自然現象による火災発生の防止

原子炉施設では、自然現象として、落雷、地震、

柏崎刈羽原子力発電所の安全を確保する上で設

津波、火山の影響、森林火災、竜巻、風（台風）、計上考慮すべき自然現象としては，地震，津波，

凍結、降水、積雪、生物学的事象、地すべり及び洪風（台風），竜巻，低温（凍結），降水，積雪，落これらの自然現象のうち，津波については，重大事

水が想定される。

雷，地滑り，火山の影響及び生物学的事象を抽出

故等に対処するために必要な機能を損なわないようした。

に防護することで火災の発生を防止する設計とすした。

る。
重大事故等対処施設は、津波に対して、その機能

これらの自然現象のうち，津波及び地滑りにつを損なうことのないように、機器を津波から防護す

いては，それぞれの現象に対して，重大事故等にることで、火災の発生防止を行う設計とする。

対処するために必要な機能が損なわれないように

生物学的事象のうちネズミ等の小動物に対して，防護することで火災の発生を防止する設計とす

屋外の重大事故等対処施設は侵入防止対策により影る。

響を受けない設計とする。

生物学的事象のうちネズミ等の小動物に対し低温（凍結），降水，積雪，高潮及び生物学的事て，屋外の重大事故等対処施設は侵入防止対策に

象のうちクラゲ等の海生生物の影響については，火より影響を受けない設計とする。

災が発生する自然現象ではなく，火山の影響についても，火山から発電用原子炉施設に到達するまでに火山灰等が冷却されることを考慮すると，火災が発 火山灰等⇒ガス，噴石など

凍結、降水、積雪及び生物学的事象は、火源が発

低温（凍結），降水，積雪及び生物学的事象の生する自然現象ではなく、火山の影響についても、

うちクラゲ等の海生生物の影響については，火災

火山から原子炉施設に到達するまでに降下火砕物がが発生する自然現象ではなく，火山の影響につい冷却されることを考慮すると火源が発生する自然現ても，火山から発電用原子炉施設に到達するまで

洪水及び地滑りについては，立地的要因により，重象ではない。

に火山灰等が冷却されることを考慮すると，火災

大事故等に対処するために必要な機能に影響を与えが発生する自然現象ではない。

る可能性がないため，火災が発生するおそれはない。

生する自然現象ではない。

洪水は、原子炉施設の地形を考慮すると、重大事故等に対処する機能に影響を与える可能性がないた
め、火災が発生するおそれはない。地すべりについては、重大事故等に対処する機能に影響を及ぼすおそれがないことを影響評価で確認することで、火災の発生防止を行う設計とする。

したがって，落雷，地震，竜巻（風（台風）含む）について，これら現象によって火災が発生しないよ
うに，以下のとおり火災防護対策を講じる設計とす
る。
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：前回提出版からの変更点

東海第二発電所
先行プラント記載例（高浜 1 号炉）

新規制基準適合性確認比較表（設計基準対象施設）【対象項目：第四十一条

先行プラント記載例（柏崎）

したがって、落雷、地震、森林火災及び竜巻（風したがって，落雷，地震，竜巻（風（台風）含（台風）を含む。
）について、これらの現象によっむ）について，これらの現象によって火災が発生て火災が発生しないように、以下の火災防護対策をしないように，以下のとおり火災防護対策を講じ講じる設計とする。

る設計とする。
また，森林火災についても，以下のとおり火災防護対策を講じる設計とする。

火災による損傷の防止】

変更（案）【凡例】赤色：新規制基準に伴う見直し
青色：記載適正化（先行プラント反映）
緑色：記載適正化（その他）
黒色：既許可分より変更なし

備考

また，森林火災についても，以下のとおり火災防護対策を講じる設計とする。
(1) 落雷による火災の発生防止
重大事故等対処施設の構築物，系統及び機器は，落雷による火災発生を防止するため，地盤面から高1.5.2.2.3.1 落雷による火災の発生防止

a. 落雷による火災の発生防止

さ 20m を超える建築物には建築基準法に基づき「JIS A 4201 建築物等の避雷設備（避雷針）（1992 東海第二の設備設計時期を反映

重大事故等対処施設は、落雷による火災発生を防重大事故等対処施設の構築物，系統及び機器

年度版）」又は「JIS A 4201 建築物等の雷保護（2003

止するため、地盤面から高さ 20m を超える建築物には，落雷による火災発生を防止するため，地盤面

年度版）」に準拠した避雷針の設置，設置網の敷設

は、建築基準法に基づき「JISA 4201 建築物等の避から高さ 20m を超える建築物には建築基準法に基を行う設計とする。

雷設備（避雷針）」に準拠した避雷設備を設置する

づき「JIS A 4201 建築物等の避雷設備（避雷設計とする。

針）」に準拠した避雷針の設置，接地網の敷設を行う設計とする。なお，これらの避雷設備は，基送電線については，
架空地線を設置する設計とす

準地震動に対して機能維持可能な主排気筒に設置るとともに，「1.5.2.2.1(6)過電流による過熱防止する設計とする。

対策」に示すとおり，故障回路を早期に遮断する設計とする。

送電線については、「1.5.2.2.1.6 過電流による送電線については架空地線を設置する設計とす

過熱防止対策」に示すとおり、故障回路を早期に遮るとともに，「1.6.2.2(1)f. 過電流による過熱防常設代替高圧電源装置置場には，落雷による火断する設計とする。

止対策」に示すとおり，故障回路を早期に遮断す

災発生を防止するため，避雷設備を設置する設計

る設計とする。

とする。

常設代替交流電源設備のガスタービン発電機には，落雷による火災発生を防止するため，避雷設備を設置する設計とする。さらに，ガスタービン【避雷設備設置箇所】

発電機の制御回路に避雷器を設置する設計とす

・排気筒（避雷針）る。

・常設代替高圧電源装置置場（避雷針）

東海第二の設備名を反映

・緊急時対策所建屋（避雷針）【避雷設備設置箇所】【避雷設備設置箇所】

・原子炉格納施設

・5 号炉主排気筒(2) 地震による火災の発生防止
重大事故等対処施設は，施設の区分に応じて十分な支持性能をもつ地盤に設置するとともに，自・特高開閉所らが破壊又は倒壊することによる火災の発生を防止する設計とする。

1.5.2.2.3.2 地震による火災の発生防止

b. 地震による火災の発生防止

重大事故等対処施設は、施設の区分に応じて十分

重大事故等対処施設は，施設の区分に応じて十なお，耐震については「実用発電用原子炉及びな支持性能をもつ地盤に設置するとともに、自らが分な支持性能をもつ地盤に設置するとともに，自その附属施設の位置，構造及び設備の基準に関す

破壊又は倒壊することによる火災の発生を防止する

らが破壊又は倒壊することによる火災の発生を防る規則第三十九条」に示す要求を満足するよう，設計とする。

止する設計とする。

「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構17/54

：前回提出版からの変更点

東海第二発電所

新規制基準適合性確認比較表（設計基準対象施設）

先行プラント記載例（高浜 1 号炉）

先行プラント記載例（柏崎）

なお、耐震については「実用発電用原子炉及びそなお，耐震については「実用発電用原子炉及びの附属施設の位置、構造及び設備の基準に関する規その附属施設の位置，構造及び設備の基準に関す則の解釈」にしたがい設計する。

る規則第三十九条」に示す要求を満足するよう，「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構震設計を行う設計とする。

火災による損傷の防止】

変更（案）
震設計を行う設計する。
(3) 竜巻（風（台風）含む）による火災の発生防止
屋外の重大事故等対処施設は，重大事故等時のc. 竜巻（風（台風）含む）による火災の発生

竜巻（風（台風）を含む）発生を考慮し，竜巻飛来物防護対策設備の設置や固縛等により，火災の防止

発生防止を講じる設計とする。

屋外の重大事故等対処施設は、｢1.9 外部火災防屋外の重大事故等対処施設は，重大事故等時の護に関する基本方針｣に基づき評価し、設置した防竜巻（風（台風）を含む）発生を考慮し，竜巻防火帯による防護により、火災発生防止を講じる設計

護対策設備の設置や固縛等により，火災の発生防とする。

止を講じる設計とする。

備考

造及び設備の基準に関する規則の解釈」に従い耐造及び設備の基準に関する規則の解釈」に従い耐

1.5.2.2.3.3 森林火災による火災の発生防止【対象項目：第四十一条【凡例】赤色：新規制基準に伴う見直し
青色：記載適正化（先行プラント反映）
緑色：記載適正化（その他）
黒色：既許可分より変更なし(4)

竜巻飛来物防護対策設・・・東海第二固有

森林火災による火災の発生防止

屋外の重大事故等対処施設は，「1.7.9 外部火災防護に関する基本方針」に基づき外部火災影響

1.5.2.2.3.4 竜巻（風（台風）を含む。
）による

d. 森林火災による火災の発生防止評価（発電所敷地外で発生する森林火災の影響評価）を行い，森林火災による発電用原子炉施設へ火災の発生防止屋外の重大事故等対処施設は、竜巻（風（台風）

屋外の重大事故等対処施設は，「1.8.10 外部火の延焼防止対策として発電所敷地内に設置した防を含む。
）に対して、「1.7 竜巻防護に関する基本方

災防護に関する基本方針」に基づき外部火災影響

火帯で囲んだ内側に配置することで，火災の発生

針」に基づき設計した竜巻防護ネットの設置、空冷

評価（発電所敷地外で発生する森林火災の影響評を防止する設計とする。

式非常用発電装置の固縛、衝突防止を考慮して実施

価）を行い，森林火災による発電用原子炉施設へする燃料油等を内包した車両の飛散防止対策等や空の延焼防止対策として発電所敷地内に設置した防冷式非常用発電装置の燃料油が漏えいした場合の拡火帯で囲んだ内側に配置することで，火災の発生大防止対策等により、火災の発生防止を講じる設計を防止する設計とする。

とする。なお、空冷式非常用発電装置に火災が発生した場合においても、重大事故等に対処する機能を

1.5.2.3 火災の感知及び消火喪失しないよう、代替する機能を有する設備と位置

火災の感知及び消火については，重大事故等対処
施設に対して，早期の火災感知及び消火を行うため的分散を講じる設計とする。

の火災感知設備及び消火設備を設置する設計とす
1.5.2.3 火災の感知及び消火

1.6.2.3 火災の感知及び消火る。具体的な設計を「1.5.2.3.1 火災感知設備」か

火災の感知及び消火については、重大事故等対処

火災の感知及び消火については，重大事故等対処

ら「1.5.2.4 消火設備の破損，誤動作又は誤操作に施設に対する火災の影響を限定し、早期の火災感知及び消火を行うための火災感知設備及び消火設備を施設に対して，早期の火災感知及び消火を行うための火災感知設備及び消火設備を設置する設計とす

よる重大事故等対処施設への影響」に示し，このう
ち，火災感知設備及び消火設備が，地震等の自然現設置する設計とし、具体的な設計を「1.5.2.3.1 火る。具体的な設計を「1.6.2.3(1) 火災感知設備」

象に対して，火災感知及び消火の機能，性能が維持

災感知設備」から「1.5.2.3.4 消火設備の破損、誤から「1.6.2.3(4)消火設備の破損，誤動作又は誤操され，かつ，重大事故等対処施設の区分に応じて，動作又は誤操作による重大事故等対処施設への影

作による重大事故等対処施設への影響」に示し，こ機能を維持できる設計とすることを「1.5.2.3.3 自響」に示し、このうち、火災感知設備及び消火設備のうち，火災感知設備及び消火設備が，地震等の自然現象」に示す。また，消火設備は，破損，誤動作

が、地震等の自然現象によっても、火災感知及び消然現象に対して，火災感知及び消火の機能，性能が又は誤操作が起きた場合においても，重大事故等に火の機能、性能が維持され、かつ、重大事故等対処維持され，かつ，重大事故等対処施設の区分に応じ対処する機能を損なわない設計とすることを施設の区分に応じて、機能を維持できる設計とするて，機能を維持できる設計とすることを
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：前回提出版からの変更点

東海第二発電所

新規制基準適合性確認比較表（設計基準対象施設）【対象項目：第四十一条

火災による損傷の防止】

先行プラント記載例（高浜 1 号炉）

先行プラント記載例（柏崎）

変更（案）ことを「1.5.2.3.3 地震等の自然現象の考慮」に、「1.6.2.3(3) 自然現象」に示す。また，消火設備「1.5.2.4 消火設備の破損，誤動作又は誤操作によ

また、消火設備は、破損、誤動作又は誤操作が起きは，破損，誤動作又は誤操作が起きた場合においてる重大事故等対処施設への影響」に示す。

た場合においても、重大事故等に対処する機能を損も，重大事故等に対処する機能を損なわない設計となうことのない設計とすることを「1.5.2.3.4 消火することを「1.6.2.3(4)消火設備の破損，誤動作又設備の破損、誤動作又は誤操作による重大事故等対は誤操作による重大事故等対処施設への影響」に示

1.5.2.3.1 火災感知設備

処施設への影響」に示す。

す。

火災感知設備は，重大事故等対処施設を設置する

1.5.2.3.1 火災感知設備(1) 火災感知設備

備考

火災区域又は火災区画の火災を早期に感知できるよう設置する設計とする。

火災感知設備は、重大事故等対処施設を設置する

火災感知設備は，重大事故等対処施設を設置す

火災感知器と受信機を含む火災受信機盤等で構成

火災区域又は火災区画の火災を早期に感知する設計

る火災区域又は火災区画の火災を早期に感知できされる火災感知設備は，以下を踏まえて設置する設とする。

るよう設置する設計とする。

計とする。

火災感知器と受信機を含む火災受信機盤等で構成【凡例】赤色：新規制基準に伴う見直し
青色：記載適正化（先行プラント反映）
緑色：記載適正化（その他）
黒色：既許可分より変更なし

火災感知器と受信機を含む火災受信機盤等で構される火災感知設備は、以下を踏まえた設計とす

成される火災感知設備は，以下を踏まえて設置する。

る設計とする。

(1) 火災感知器の環境条件等の考慮
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。

1.5.2.3.1.1 火災感知器の環境条件等の考慮

a. 火災感知器の環境条件等の考慮｢1.5.1.3.1.1 火災感知器の環境条件等の考慮｣の設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針

基本方針を適用する。

(2) 固有の信号を発する異なる火災感知器の設置を適用する。
火災感知設備の火災感知器は，環境条件等を考慮

1.5.2.3.1.2 固有の信号を発する異なる火災感知器の設置

b. 固有の信号を発する異なる種類の感知器の設置

し，火災感知器を設置する火災区域又は火災区画の重大事故等対処施設の種類に応じ，火災を早期に感火災感知設備の火災感知器は、「1.5.2.3.1.1 火

火災感知設備の火災感知器は，環境条件等を考知できるよう，
固有の信号を発するアナログ式の煙災感知器の環境条件等の考慮」の環境条件等や火災

慮し，火災感知器を設置する火災区域又は火災区感知器及びアナログ式の熱感知器の異なる種類の感知器を設置する火災区域又は火災区画で予想され画の重大事故等対処施設の種類に応じ，火災を早感知器を組み合わせて設置する設計とする。

る火災の性質を考慮し、火災を早期に感知できるよ

期に感知できるよう，固有の信号を発するアナロ

ただし，発火性又は引火性の雰囲気を形成するおう、固有の信号を発するアナログ式の煙感知器、ア

グ式の煙感知器，アナログ式の熱感知器，又は非それのある場所及び屋外等は，
非アナログ式も含めナログ式の熱感知器、アナログ式でないが、炎が発アナログ式の炎感知器から異なる種類の感知器をた組み合わせで設置する設計とする。
炎感知器は非する赤外線又は紫外線を感知するため、煙や熱が感組み合わせて設置する設計とする。炎感知器は非アナログ式であるが，炎が発する赤外線又は紫外線知器に到達する時間遅れがなく、火災の早期感知にアナログ式であるが，炎が発する赤外線又は紫外を感知するため，炎が生じた時点で感知することが優位性がある炎感知器から異なる種類の感知器を組線を感知するため，炎が生じた時点で感知するこでき，火災の早期感知が可能である。

み合わせて設置する設計とする。
アナログ式の煙感知器は蒸気等が充満する場所にとができ，火災の早期感知に優位性がある。

ここで，アナログ式とは「平常時の状況（温度，煙の濃度）を監視し，かつ，火災現象（急激は設置せず、アナログ式の熱感知器は作動温度を周な温度や煙の濃度の上昇）を把握することができ

囲温度より高い温度で作動するものを選定すること

ここで，アナログ式とは「平常時の状況（温る」ものと定義し，非アナログ式とは「平常時ので、誤作動を防止する設計とする。アナログ式でな

度，煙の濃度）を監視し，かつ，火災現象（急激状況（温度，煙の濃度）を監視することはできな

い炎感知器には、赤外線を感知する方式と紫外線をな温度や煙の濃度の上昇）を把握することができ

いが，火災現象（急激な温度や煙の濃度の上昇）

感知する方式の 2 種類があるが、炎特有の性質を検る」ものと定義し，非アナログ式とは「平常時のを把握することができる」ものと定義する。

出することで誤作動が少ない赤外線方式を採用す

状況（温度，煙の濃度）を監視することはできなる。アナログ式でない炎感知器の誤作動を防止する
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：前回提出版からの変更点

東海第二発電所

新規制基準適合性確認比較表（設計基準対象施設）【対象項目：第四十一条

火災による損傷の防止】

先行プラント記載例（高浜 1 号炉）

先行プラント記載例（柏崎）

変更（案）

ため、屋内に設置する場合は、外光が当たらず、高いが，火災現象（急激な温度や煙の濃度の上昇

以下に，上記に示す火災感知器の組み合わせのう

温物体が近傍にない箇所に設置することとし、屋外等）を把握することができる」ものと定義する。

ち，特徴的な火災区域又は火災区画を示す。

以下に，上記に示す火災感知器の組み合わせのうａ．原子炉建屋オペレーティングフロア【凡例】赤色：新規制基準に伴う見直し
青色：記載適正化（先行プラント反映）
緑色：記載適正化（その他）
黒色：既許可分より変更なし

備考に設置する場合は、視野角への影響を考慮した太陽
光の影響を防ぐ遮光板の設置や防水型を採用する設計とする。

ち，特徴的な火災区域又は火災区画を示す。

原子炉建屋オペレーティングフロアは天井が高く大空間となっているため，火災による熱が周

ただし、(1)から(2)に示す火災区域又は火災区画
は、上記とは異なる火災感知器を組み合わせて設置する設計とする。

(a) 原子炉建屋オペレーティングフロア
原子炉建屋オペレーティングフロアは天井が囲に拡散することから，熱感知器による感知は困難である。このため，アナログ式の光電分離型煙屋外エリアは、火災による煙は周囲に拡散し、煙高く大空間となっているため，火災による熱が感知器と非アナログ式の炎感知器を監視範囲に感知器による火災感知は困難であることから、アナ周囲に拡散することから，熱感知器による感知

死角がないように設置する設計とする。

ログ式の熱感知器とアナログ式でない炎感知器を選は困難である。そのため炎感知器とアナログ式

定する。

の光電分離型煙感知器をそれぞれの監視範囲に放射線量が高い場所は、アナログ式の火災感知器の放射線の影響による故障が想定される。このた

火災の検知に影響を及ぼす死角がないよう設置する設計とする。

発火性又は引火性の雰囲気を形成するおそれのある場所は、火災感知器作動時の着火を防止するた

原子炉格納容器内は，アナログ式の煙感知器
及び熱感知器を設置する設計とする。

め、火災感知器の故障を防止する観点から、アナロ
グ式でない火災感知器を選定する。

ｂ．原子炉格納容器(b) 原子炉格納容器
原子炉格納容器内には，アナログ式の煙感知器及び熱感知器を設置する設計とする。

運転中の原子炉格納容器は，閉鎖した状態で長期間高温かつ高線量環境となることから，アナログ式の火災感知器が故障する可能性がある。こ

運転中の原子炉格納容器は，閉鎖した状態でのため，通常運転中，窒素封入による不活性化に長期間高温かつ高線量環境となることから，ア

より火災が発生する可能性がない期間についてナログ式の火災感知器が故障する可能性があは，原子炉格納容器内に設置する火災感知器は，る。このため，通常運転中，窒素ガス封入によ原子炉起動時の窒素封入後に作動信号を除外す

原子炉格納容器には、アナログ式の煙感知器とる不活性化により火災が発生する可能性がないる運用とし，プラント停止後に速やかに取り替え

アナログ式の熱感知器を設置する設計とする。た期間については，原子炉格納容器内に設置するる設計とする。

だし、比較的線量の高い原子炉格納容器ループ室

火災感知器は，起動時の窒素ガス封入後に作動及び加圧器室の熱感知器は、放射線による火災感信号を除外する運用とし，プラント停止後に速知器の故障を防止するため、アナログ式でないもやかに取り替える設計とする。

め、アナログ式でない防爆型の火災感知器を選定する。
(1) 原子炉格納容器

充電時に水素発生のおそれがある蓄電池室

軽油貯蔵タンク類を別記載（2017.10.23）

は，万一の水素濃度の上昇を考慮し，火災を早のとする。アナログ式でない熱感知器は、原子炉格納容器内の通常時の温度より高い温度で作動す

ｃ．蓄電池室(c) 常設代替交流電源設備ケーブル敷設区域

るものを選定することで、誤作動を防止する設計

第一ガスタービン発電機のケーブルは，屋外とする。
なお、水素が発生するような事故を考慮して、の一部においては火災の発生するおそれがない
ようケーブルを埋設して敷設し，その他の屋外

アナログ式でない火災感知器は、念のため防爆型部分についてはアナログ式の異なる 2 種類の感とする。

知器（炎感知器及び熱感知カメラ）を設置す

期に感知できるよう，非アナログ式の防爆型
で，かつ固有の信号を発する異なる種類の煙感
知器及び熱感知器を設置する設計とする。

る。建屋内においてはアナログ式の異なる 2 種(2) 燃料油貯油そうエリア
燃料油貯油そうエリアは、タンク内部の燃料がの感知器（煙感知器及び熱感知器）を設置する
火災区域又は火災区画に敷設する設計とする。

ｄ．軽油貯蔵タンク設置区域,可搬型設備用軽油タ

気化することを考慮し、アナログ式でない防爆型

ンク設置区域及び緊急時対策所発電機用燃料油の熱感知器とアナログ式でない防爆型の炎感知器

貯蔵タンク設置区域
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東海第二発電所

新規制基準適合性確認比較表（設計基準対象施設）

先行プラント記載例（高浜 1 号炉）

先行プラント記載例（柏崎）を設置する設計とする。アナログ式でない防爆型(d) 非常用ディーゼル発電機燃料移送系ケーブルの熱感知器は、燃料油貯油そうの温度を有意に変トレンチ【対象項目：第四十一条

火災による損傷の防止】

変更（案）
緊急時対策所発電機用燃料油貯蔵タンク内部

非常用ディーゼル発電機燃料移送系ケーブ

は，燃料の気化による引火性又は発火性の雰囲防止する設計とする。アナログ式でない防爆型のルトレンチは，ハッチからの雨水の浸入によ気を形成している。このため，タンクマンホー

炎感知器は、外光があたらないタンク内に設置すって高湿度環境になりやすく，一般的な煙感

ル内の空間部に非アナログ式の防爆型熱感知器

ることで、誤作動を防止する設計とする。

知器による火災感知に適さない。このため，及び防爆型煙感知器を設置する設計とする。

防湿対策を施したアナログ式の煙吸引式検出設備，及び湿気の影響を受けにくいアナログ

ｅ．常設代替高圧電源装置置場及び海水ポンプ室する設計とする。

備考

軽油貯蔵タンク,可搬型設備用軽油タンク及び動させる加熱源等を設置しないことで、誤作動を式の光ファイバケーブル式の熱感知器を設置【凡例】赤色：新規制基準に伴う見直し
青色：記載適正化（先行プラント反映）
緑色：記載適正化（その他）
黒色：既許可分より変更なし

常設代替高圧電源装置置場及び海水ポンプ室
は屋外であるため，区域全体の火災を感知する必対して，以下に示す火災区域又は火災区画要があるが，火災による煙が周囲に拡散し煙感知には，環境条件等を考慮し，上記とは異なる器による火災感知は困難であること，及び降水等

火災感知器を組み合わせて設置する。

の浸入により火災感知器の故障が想定されることから，アナログ式の屋外仕様の熱感知カメラ，(e) 蓄電池室
充電時に水素ガス発生のおそれがある蓄電及び非アナログ式の屋外仕様の炎感知器を監視範囲に死角がないように設置する設計とする。

池室は，万一の水素濃度の上昇を考慮し，火災を早期に感知できるよう，非アナログ式の防爆型で，かつ固有の信号を発する異なる種
類の煙感知器及び熱感知器を設置する設計とする。

ｆ．格納容器圧力逃がし装置フィルタ装置格
納槽
格納容器圧力逃がし装置フィルタ装置格納槽
は，原子炉建屋に隣接した鉄筋コンクリート製の地下格納槽である。この区域で火災が発生し(f) 常設代替交流電源設備（ガスタービン発電機

た場合，煙は格納槽内部に充満すると考えられ

一式，燃料地下タンク含む）設置区域，可搬ることから煙感知器による感知は可能である。

型重大事故等対処施設設置区域，モニタリン

格納容器圧力逃がし装置が稼働した場合，フィグ・ポスト用発電機区域，非常用ディーゼル

ルタ装置の温度上昇に伴い雰囲気温度も上昇す

発電機燃料移送系ポンプ区域，5 号炉原子炉

るが，その温度はアナログ式の熱感知器の使用

建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備設置区範囲内である。以上により，異なる種類の感知域器として煙感知器と熱感知器を設置する設計と常設代替交流電源設備（ガスタービン発電する。

機一式，燃料地下タンク含む）設置区域，可搬型重大事故等対処施設設置区域，モニタリ
ング・ポスト用発電機区域，非常用ディーゼ
ル発電機燃料移送系ポンプ区域及び 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備設
置区域は屋外開放であるため，区域全体の火災を感知する必要があるが，火災による煙は周囲に拡散し，煙感知器による火災感知は困ｇ．常設低圧代替注水系ポンプ設置区域及び緊急用
海水ポンプ設置区域
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東海第二発電所

新規制基準適合性確認比較表（設計基準対象施設）

先行プラント記載例（高浜 1 号炉）

先行プラント記載例（柏崎）難である。また，降水等の浸入により火災感知器の故障が想定される。

【対象項目：第四十一条

火災による損傷の防止】

変更（案）【凡例】赤色：新規制基準に伴う見直し
青色：記載適正化（先行プラント反映）
緑色：記載適正化（その他）
黒色：既許可分より変更なし

備考

常設低圧代替注水系ポンプ設置区域及び緊急用海水ポンプ設置区域は，原子炉建屋に隣接しこのため，アナログ式の屋外仕様の熱感知

た鉄筋コンクリート製の地下格納槽である。こ

カメラ及び非アナログ式の屋外仕様の炎感知

れらの区域で火災が発生した場合，煙は格納槽器をそれぞれの監視範囲に火災の検知に影響

内部に充満すると考えられることから，煙感知を及ぼす死角がないよう設置する設計とす

器による感知は可能であるため，異なる種類のる。

感知器として煙感知器と熱感知器を設置する設計とする。

(g) 常設代替交流電源設備燃料地下タンク
常設代替交流電源設備設置区域には上述のとおり炎感知器と熱感知カメラを設置する設計とする。これらに加えて，常設代替交流電源設備燃料地下タンク内部は燃料の気化による引火性又は発火性の雰囲気を形成していることから，タンク内部の空間部に非アナログ式の防爆型の熱感知器を設置する設計とする。
(h) 格納容器フィルタベント設置区域
格納容器フィルタベント設置区域は，上部が外気に開放されていることから，当該エリアで火災が発生した場合は，煙は屋外に拡散する。また，降水等の浸入により火災感知器の故障が想定される。このため，当該区域に設置する機器の特性を考慮し，制御盤内にア
ナログ式の煙感知器を設置する設計とし，格納容器フィルタベント設置区域全体を感知する屋外仕様の炎感知器を設置する設計とする。
(i) 非常用ディーゼル発電機軽油タンク区域
屋外開放の区域である非常用ディーゼル発
電機軽油タンク区域は，火災による煙は周囲に拡散し，煙感知器による火災感知は困難である。また，降水等の浸入により火災感知器の故障が想定される。さらに，軽油タンク内部は燃料の気化による引火性又は発火性の雰
囲気を形成している。

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東海第二発電所
先行プラント記載例（高浜 1 号炉）

新規制基準適合性確認比較表（設計基準対象施設）【対象項目：第四十一条

先行プラント記載例（柏崎）火災による損傷の防止】

変更（案）【凡例】赤色：新規制基準に伴う見直し
青色：記載適正化（先行プラント反映）
緑色：記載適正化（その他）
黒色：既許可分より変更なし

備考

このため，非常用ディーゼル発電機軽油タ
ンク区域には非アナログ式の屋外仕様の炎感
知器を監視範囲に火災の検知に影響を及ぼす
死角がないよう設置することに加え，タンク
内部の空間部に防爆型の非アナログ式熱感知器を設置する設計とする。
(j) 主蒸気管トンネル室

ｈ．主蒸気管トンネル室
放射線量が高い場所（主蒸気管トンネル室）
は，アナログ式の火災感知器を設置する場合，放射線の影響により火災感知器の故障が想定さ

主蒸気管トンネル室については，通常運転れる。このため，放射線の影響を受けないよう

中は高線量環境となることから，アナログ式

検出器部位を当該区画外に配置するアナログ式の火災感知器を設置する場合，放射線の影響の煙吸引式検出設備を設置する設計とする。加により火災感知器の故障が想定される。このえて，放射線の影響を考慮した非アナログ式のため，放射線の影響を受けないよう検出器部

熱感知器を設置する設計とする。

位を当該区画外に配置するアナログ式の煙吸引式検出設備を設置する設計とする。加えて，放射線の影響を考慮した非アナログ式の熱感知器を設置する設計とする。
(k) 5 号炉原子炉建屋緊急時対策所用可搬型電源
設備ケーブル敷設区域
可搬型電源設備ケーブルの敷設区域のうち，電線管が屋外に露出する部分は，電線管にアナログ式の光ファイバケーブル式熱感知器を設置するとともに，屋外仕様の炎感知器を設置する。

これらの非アナログ式の火災感知器は，以下の環境条件等を考慮することにより誤作動を防止する設計とする。

これら(a)～(k)のうち非アナログ式の火災感知器

・煙感知器は蒸気等が充満する場所に設置しない。

は，以下の環境条件等を考慮することにより誤作動

・熱感知器は作動温度を周囲温度より高い温度で作を防止する設計とする。

動するものを選定する。

・煙感知器は蒸気等が充満する場所に設置しない。

・炎感知器は平常時より炎の波長の有無を連続監視

・熱感知器は作動温度が周囲温度より高い温度で作動するものを選定する。

し，火災現象（急激な環境変化）を把握でき，感知原理に「赤外線 3 波長式」
（物質の燃焼時に発生す

・炎感知器は平常時より炎の波長の有無を連続監視る特有な放射エネルギーの波長帯を 3 つ検知した

し，火災現象（急激な環境変化）を把握でき，感場合にのみ発報する）を採用するものを選定する。

知原理に「赤外線 3 波長式」
（物質の燃焼時に発さらに，屋内に設置する場合は外光が当たらず，高生する特有な放射エネルギーの波長帯を 3 つ検知

温物体が近傍にない箇所に設置することとし，屋した場合にのみ発報する）を採用するものを選定外に設置する場合は，屋外仕様を採用するとともする。さらに，屋内に設置する場合は外光が当たに，太陽光の影響に対しては視野角への影響を考らず，高温物体が近傍にない箇所に設置すること慮した遮光板を設置することで誤作動を防止する
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東海第二発電所

新規制基準適合性確認比較表（設計基準対象施設）

先行プラント記載例（高浜 1 号炉）【対象項目：第四十一条

先行プラント記載例（柏崎）火災による損傷の防止】変更（案）とし，屋外に設置する場合は，屋外仕様を採用す設計とする。

るとともに，太陽光の影響に対しては視野角へのまた，火災の影響を受けるおそれが考えにくい火影響を考慮した遮光板を設置することで誤作動を災区域又は火災区画は，消防法又は建築基準法に基防止する設計とする。

づく火災感知器を設置する設計とする。

【凡例】赤色：新規制基準に伴う見直し
青色：記載適正化（先行プラント反映）
緑色：記載適正化（その他）
黒色：既許可分より変更なし

備考
緊急時対策所建屋のうち消火用ボンベ室など

また，以下に示す火災区域又は火災区画は,火災の影響を受けるおそれが考えにくいことから，消防法又は建築基準法に基づく火災感知器を設置する設計とする。
(l) 不燃性材料であるコンクリート又は金属により構成された火災防護対象機器のみを設けた火災
区域又は火災区画
火災防護対象機器のうち，不燃性材料であるコン
クリート又は金属により構成された配管，容器，タンク，手動弁，コンクリート構築物については流路，バウンダリとしての機能が火災により影響を受けることは考えにくいため，消防法又は建築基準法に基づく火災感知器を設ける設計とする。
1.5.2.3.1.3 火災受信機盤｢1.5.1.3.1.3 火災受信機盤｣の基本方針を適用する。

c.火災受信機盤
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。

(3) 火災受信機盤
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。

なお、重大事故等に対処する場合を考慮して、緊
急時対策所（緊急時対策所建屋内）で監視できる設計とする。
1.5.2.3.1.4 火災感知設備の電源確保

d.火災感知設備の電源確保(4) 火災感知設備の電源確保
緊急時対策所建屋を除く重大事故等対処施設を

火災区域又は火災区画に設置する火災感知設備

重大事故等対処施設を設置する火災区域又は火は、全交流動力電源喪失時においても火災の感知が

災区画の火災感知設備は，全交流動力電源喪失時設置する火災区域又は火災区画の火災感知設備可能となるように消防法を満足する蓄電池を設けるに常設代替交流電源から電力が供給されるまでのは，全交流動力電源喪失時に常設代替交流電源か設計とする。この蓄電池は、代替電源から電力が供給開始されるまでの容量を有し、また、重大事故等

約 70 分間電力を供給できる容量を有した蓄電池を設け，電源を確保する設計とする。

ら電力が供給されるまでの約 95 分間，電力を供給できる容量を有した蓄電池を設け，電源を確保す

対処施設を設置する火災区域又は火災区画の火災感

また，重大事故等対処施設を設置する火災区域

知設備については、非常用電源からの受電も可能と又は火災区画の火災感知設備に供給する電源は，また，緊急時対策所建屋を除く重大事故等対処する。

非常用ディーゼル発電機が接続されている非常用施設を設置する火災区域又は火災区画の火災感知

電源より供給する設計とする。

設備に供給する電源は，非常用ディーゼル発電機る設計とする。

が接続されている非常用電源及び常設代替高圧電源装置が接続されている緊急用電源より供給する設計とする。
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先行プラント記載例（高浜 1 号炉）

新規制基準適合性確認比較表（設計基準対象施設）【対象項目：第四十一条

先行プラント記載例（柏崎）火災による損傷の防止】

変更（案）【凡例】赤色：新規制基準に伴う見直し
青色：記載適正化（先行プラント反映）
緑色：記載適正化（その他）
黒色：既許可分より変更なし

備考

なお，緊急時対策所建屋の火災区域又は火災区
画の火災感知設備については，外部電源喪失時に機能を失わないように，緊急時対策所用発電機からの電力が供給されるまでの約 10 分間，電力を供中央制御室からの移動時間含む

給できる容量を有した蓄電池を設け，電源を確保する設計とする。
1.5.2.3.2 消火設備

(2) 消火設備

1.5.2.3.2 消火設備

消火設備は、以下に示すとおり、重大事故等対処

消火設備は，重大事故等対処施設を設置する火災

消火設備は，重大事故等対処施設を設置する火災施設を設置する火災区域又は火災区画の火災を早期区域又は火災区画の火災を早期に消火できるよう設

区域又は火災区画の火災を早期に消火できるよう設に消火する設計とする。

置する設計とする。

置する設計とする。

消火設備は，以下を踏まえた設計とする。
1.5.2.3.2.1 重大事故等対処施設を設置する火災

a. 重大事故等対処施設を設置する火災区域又は火(1) 重大事故等対処施設を設置する火災区域又は災区画に設置する消火設備

火災区画に設置する消火設備

重大事故等対処施設を設置する火災区域又は火災

重大事故等対処施設を設置する火災区域又は火重大事故等対処施設を設置する火災区域又は火区画に設置する消火設備は、当該火災区域又は火災災区画に設置する消火設備は，当該火災区域又は災区画に設置する消火設備は，当該火災区域又は区画が、火災発生時の煙の充満及び放射線の影響に火災区画が，火災発生時の煙の充満又は放射線の火災区画が，火災発生時の煙の充満又は放射線のより消火活動が困難となる火災区域又は火災区画で影響により消火活動が困難となる火災区域又は火影響により消火活動が困難となる火災区域又は火あるかを考慮して設計する。

災区画であるかを考慮して設計する。

災区画であるかを考慮して設計する。

(1) 火災発生時の煙の充満等により消火活動が困(a) 火災発生時の煙の充満又は放射線の影響によ

区域又は火災区画に設置する消火設
備

難となる火災区域又は火災区画の選定

ａ．火災発生時の煙の充満又は放射線の影響にり消火活動が困難となる火災区域又は火災区

より消火活動が困難となる火災区域又は火災区

画の選定

画の選定

屋内の重大事故等対処施設を設置する火災区域

建屋内の重大事故等対処施設を設置する火災

建屋内の重大事故等対処施設を設置する火災又は火災区画は、基本的に、火災発生時の煙の充区域又は火災区画は，「(b) 火災発生時の煙の区域又は火災区画は，「ｂ．火災発生時の煙の充満等により消火活動が困難となるものとして選定

充満又は放射線の影響により消火活動が困難と満又は放射線の影響により消火活動が困難となし、このうち、原子炉格納容器内のループ室は、ならない火災区域又は火災区画の選定」に示しらない火災区域又は火災区画の選定」に示した

放射線の影響も考慮し消火活動が困難な場所とした火災区域又は火災区画を除き，火災発生時の火災区域又は火災区画を除き，火災発生時の煙て選定する。

煙の充満又は放射線の影響により消火活動が困難となるものとして選定する。

の充満又は放射線の影響により消火活動が困難となるものとして選定する。

(b) 火災発生時の煙の充満又は放射線の影響によｂ．火災発生時の煙の充満又は放射線の影響によりり消火活動が困難とならない火災区域又は火消火活動が困難とならない火災区域又は火災区

災区画の選定画の選定(2) 火災発生時の煙の充満等により消火活動が困難とならない火災区域又は火災区画の選定
消火活動が困難とならない屋外の重大事故等対処

建屋内の重大事故等対処施設を設置する火災

建屋内の重大事故等対処施設を設置する火災施設を設置する火災区域並びに屋内の火災区域又は区域又は火災区画において，消火活動が困難と区域又は火災区画のうち，消火活動が困難となならない箇所を以下に示す。

らないところを以下に示す。
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東海第二発電所

新規制基準適合性確認比較表（設計基準対象施設）

先行プラント記載例（高浜 1 号炉）【対象項目：第四十一条

先行プラント記載例（柏崎）火災による損傷の防止】

変更（案）【凡例】赤色：新規制基準に伴う見直し
青色：記載適正化（先行プラント反映）
緑色：記載適正化（その他）
黒色：既許可分より変更なし

備考

火災区画のうち消火活動が困難とならない火災区域
又は火災区画を以下に示す。
消火活動が困難とならない火災区域又は火災区画

なお，屋外については煙の充満又は放射線の影

なお，屋外については煙の充満又は放射線のとは、火災が発生しても煙が大気に放出され煙の充響により消火活動が困難とはならないものとす

影響により消火活動が困難とはならないものと満するおそれがない屋外の火災区域、可燃物の設置

る。

する。

状況等により火災が発生しても煙が充満しない火災(a) 中央制御室及び緊急時対策所

区域又は火災区画、運転員が常駐することにより早期の火災感知及び消火活動が可能な火災区域又は火ⅰ. 中央制御室，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）

災区画である。

中央制御室，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所

中央制御室は，常駐する運転員によって火災（対策本部）は，常駐する運転員並びに職員によっ

感知器による早期の火災感知及び消火活動が可

a. 屋外の火災区域て火災感知器による早期の火災感知及び消火活動が能であり，火災が拡大する前に消火可能である(a) 屋外タンクエリア、海水ポンプ室及び空冷式可能であり，火災が拡大する前に消火可能であるここと，万一，火災によって煙が発生した場合でと，万一，火災によって煙が発生した場合でも建築も建築基準法に準拠した容量の排煙設備によっ

屋外タンクエリア、海水ポンプ室及び空冷式非常基準法に準拠した容量の排煙設備によって排煙が可て排煙が可能な設計とすることから，消火活動用発電装置エリアは、火災が発生しても煙が大気に能な設計とすることから，消火活動が困難とならな

が困難とならない火災区域又は火災区画として放出されることから、消火活動が困難とならない場

い火災区域又は火災区画として選定する。

選定する。

非常用発電装置エリア

緊急時対策所は，火災発生時には中央制御室所として選定する。

同様に建築基準法に準拠した容量の排煙設備に(b) 燃料油貯油そうエリア

より煙を排出することが可能なため，消火活動

燃料油貯油そうエリアは、地下タンクとして屋外が困難とならない火災区域又は火災区画として選定する。

に設置し、火災が発生しても煙が大気に放出されることから、消火活動が困難とならない場所として選定する。

b. 可燃物の設置状況等により火災が発生しても煙が充満しない火災区域又は火災区画

なお，中央制御室床下フリーアクセスフロアは，

なお，中央制御室床下コンクリートピットは，

速やかな火災発生場所の特定が困難であると考えら速やかな火災発生場所の特定が困難であると考えれることから，固有の信号を発する異なる種類の火られることから，固有の信号を発する異なる種類

災感知設備（煙感知器と熱感知器），及び中央制御の火災感知設備（煙感知器と熱感知器），及び中室からの手動操作により早期の起動が可能な固定式

央制御室からの手動操作によっても早期の起動がガス消火設備（消火剤はハロン 1301）を設置する設可能なハロゲン化物自動消火設備（局所）を設置計とする。

する設計とする。

ⅱ. 原子炉格納容器(b) 原子炉格納容器

原子炉格納容器内において，万一，火災が発生した場合でも，原子炉格納容器の空間体積（約

原子炉格納容器内において，万一火災が発生した場合でも，原子炉格納容器の空間体積（約7,300m3）に対してパージ用排風機の容量が9,800m3）に対してパージ用排風機の容量が22,000m3/h であり，排煙が可能な設計とすること

16,980m3/h であり，排煙が可能な設計とすることかから，消火活動が困難とならない火災区域又は火災

ら，消火活動が困難とならない火災区域又は火災区区画として選定する。

画として選定する。

(a) 使用済燃料ピット及び新燃料貯蔵庫エリア
使用済燃料ピット及び新燃料貯蔵庫エリアには、

ⅲ. 可燃物の設置状況等により火災が発生しても重大事故等対処施設である監視、計測設備が設置さ煙が充満しない火災区域又は火災区画(c) 常設代替高圧電源装置置場及び海水ポンプ室
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東海第二発電所

新規制基準適合性確認比較表（設計基準対象施設）【対象項目：第四十一条

火災による損傷の防止】

先行プラント記載例（高浜 1 号炉）

先行プラント記載例（柏崎）

変更（案）

れているが、監視、計測設備は金属製の電線管や筐以下に示す火災区域又は火災区画は，可燃物を少常設代替高圧電源装置置場及び海水ポンプ室は屋体に収納することにより煙の発生を抑える設計とすなくすることで煙の発生を抑える設計とし，煙の充外の火災区域又は火災区画であり，火災が発生してること、かつ、空間容積が大きく容易に煙が充満し満により消火困難とはならない箇所として選定すも煙は充満しない。よって，煙の充満又は放射線のない構造であること、並びに、可燃物を少なくするる。各火災区域又は火災区画とも不要な可燃物を持影響により消火活動が困難とならない火災区域又はことで火災荷重を低く管理することから、消火活動

ち込まないよう持ち込み可燃物管理を実施するとと

火災区画として選定する。

が困難とならない場所として選定する。

もに，点検に係る資機材等の可燃物を一時的に仮置(b) 内部スプレクーラ室

きする場合は，不燃性のシートによる養生を実施し火災発生時の延焼を防止する。なお，可燃物の状況(d) 格納容器圧力逃がし装置フィルタ装置格納槽

内部スプレクーラ室に設置する機器は、ケーブについては，重大事故等対処施設以外の構築物，系

格納容器圧力逃がし装置フィルタ装置格納槽は，

ル、クーラ、接続箱であり、室内の可燃物を少なく

統及び機器も含めて確認する。

に設置される機器はフィルタ装置，テストタンク，(ⅰ)計装ラック室，地震計室（6 号炉），感震器

や筐体に収納することにより煙の発生を抑える設計

室（7 号炉），制御棒駆動系マスターコント

移送ポンプ，排水ポンプ，電動弁である。これらとし、可燃物を少なくすることで火災荷重を低く管

ロール室は，フィルタ装置及びテストタンクは不燃性材料でして選定する。

(c) 主蒸気管ヘッダ室室内に設置している機器は，計装ラック，地震観構成されており，移送ポンプ，排水ポンプは潤滑油

測装置，空気作動弁，計器等である。これらは，不を有しないため油内包機器ではなく，電動弁のケー

燃性材料又は難燃性材料で構成されており，ケーブ

ブルは電線管に収納する。以上のことから当該区域

ルは電線管及び金属製の可とう電線管で敷設する設の火災荷重は小さく，煙の充満により消火活動が困計とする。

難とならない火災区域又は火災区画として選定する。

主蒸気管ヘッダ室に設置している機器は、ケーブ
ル、ファン、弁、ダンパ、ケーブル収納箱、弁検査

備考

原子炉建屋に隣接した地下格納槽であり，本格納槽する設計とする。可燃物については金属製の電線管理することから、消火活動が困難とならない場所と【凡例】赤色：新規制基準に伴う見直し
青色：記載適正化（先行プラント反映）
緑色：記載適正化（その他）
黒色：既許可分より変更なし(ⅱ)サプレッションプール浄化系ポンプ室，ペネ（e）原子炉建屋オペレーティングフロア装置であり、室内の可燃物を少なくする設計とす

室（7 号炉），原子炉冷却材浄化系非再生熱る。可燃物については金属製の電線管や筐体に収納

交換器漏えい試験用ラック室（6 号炉）

原子炉建屋オペレーティングフロアは可燃物が少することにより煙の発生を抑える設計とし、可燃物室内に設置している機器は，計装ラック，ポン

なく大空間となっているため，煙の充満により消火を少なくすることで火災荷重を低く管理することかプ，空気作動弁等である。これらは，不燃性材料又活動が困難とならない火災区域又は火災区画としてら、消火活動が困難とならない場所として選定すは難燃性材料で構成されており，可燃物としては軸

選定する。

る。

受に潤滑油グリスを使用している。軸受は，不燃性材料である金属で覆われており，設備外部で燃え広(d) 余熱除去クーラ室がることはない。その他に可燃物は設置しておら

余熱除去クーラ室に設置している機器は、ケーブ

ず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管でル、クーラ、弁であり、室内の可燃物を少なくする

敷設する設計とする。

設計とする。可燃物については金属製の電線管や筐体に収納することにより煙の発生を抑える設計と(ⅲ)原子炉冷却系浄化系逆洗水移送ポンプ・配管

し、可燃物を少なくすることで火災荷重を低く管理室（6 号炉），プリコートタンク室（6 号することから、消火活動が困難とならない場所とし炉）て選定する。

室内に設置している機器は，ポンプ，タンク，空気作動弁等である。これらは，不燃性材料又は難燃(e) 体積制御タンク室性材料で構成されており，可燃物としては軸受に潤体積制御タンク室に設置している機器は、ケーブ

滑油グリスを使用している。軸受は，不燃性材料でル、タンク、弁であり、室内の可燃物を少なくするある金属で覆われており，設備外部で燃え広がるこ
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東海第二発電所

新規制基準適合性確認比較表（設計基準対象施設）

先行プラント記載例（高浜 1 号炉）

先行プラント記載例（柏崎）設計とする。可燃物については金属製の電線管や筐とはない。その他に可燃物は設置しておらず，ケー体に収納することにより煙の発生を抑える設計とブルは電線管及び金属製の可とう電線管で敷設する

し、可燃物を少なくすることで火災設計とする。

【対象項目：第四十一条
変更（案）

火災による損傷の防止】【凡例】赤色：新規制基準に伴う見直し
青色：記載適正化（先行プラント反映）
緑色：記載適正化（その他）
黒色：既許可分より変更なし

備考

荷重を低く管理することから、消火活動が困難とならない場所として選定する。

(ⅳ)弁室及び配管室室内に設置している機器は，電動弁，電磁弁，空c. 運転員が常駐する火災区域又は火災区画(a) 中央制御室

気作動弁，計器等である。これらは，不燃性材料又は難燃性材料で構成されており，可燃物を設置して中央制御室は、常駐する運転員によって、早期のおらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線

火災感知が可能であり、火災発生時の煙が充満する管で敷設する設計とする。

前に消火可能であることから、消火活動が困難とならない場所として選定する。

(ⅴ)移動式炉心内計装系駆動装置室及びバルブア
ッセンブリ室
室内に設置している機器は，駆動装置，バルブア
ッセンブリ（ボール弁）等である。これらは，不燃性材料又は難燃性材料で構成されており，可燃物としては駆動部に潤滑油グリスを使用している。駆動部は，不燃性材料である金属で覆われており，設備
外部で燃え広がることはない。その他に可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で敷設する設計とする。
(ⅵ)除染パン室（6 号炉）
室内に設置している機器は，除染シンク等である。これらは，不燃性材料又は難燃性材料で構成されており，可燃物としては除染シンクに一部ゴム使用しているが，不燃性材料である金属で覆われており，設備外部で燃え広がることはない。その他に可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で敷設する設計とする。
(ⅶ)主蒸気管トンネル室
室内に設置している機器は，主蒸気外側隔離弁（空気作動弁），電動弁等である。これらは，不燃性材料又は難燃性材料で構成されており，可燃物としては駆動部に潤滑油を使用している。駆動部は，不燃性材料である金属で覆われており，設備外部で燃え広がることはない。その他に可燃物は設置して28/54

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先行プラント記載例（高浜 1 号炉）

新規制基準適合性確認比較表（設計基準対象施設）
先行プラント記載例（柏崎）【対象項目：第四十一条
変更（案）

火災による損傷の防止】【凡例】赤色：新規制基準に伴う見直し
青色：記載適正化（先行プラント反映）
緑色：記載適正化（その他）
黒色：既許可分より変更なし

備考

おらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線
管で敷設する設計とする。
(ⅷ)非常用ディーゼル発電機非常用送風機室及び電気品区域送風機室室内に設置している機器は，送風機，電動機，空気作動弁等である。これらは，不燃性材料又は難燃性材料で構成されており，可燃物としては軸受に潤
滑油グリスを使用している。軸受は，不燃性材料である金属で覆われており，設備外部で燃え広がることはない。その他に可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で敷設する設計とする。

(ⅸ)燃料プール冷却浄化系ポンプ室，保持ポンプ室（6 号炉），熱交換器室，弁室室内に設置している機器は，ポンプ，熱交換器，電動弁，計器等である。これらは，不燃性材料又は難燃性材料で構成されており，可燃物としては軸受に潤滑油グリスを使用している。軸受は，不燃性材料である金属で覆われており，設備外部で燃え広がることはない。その他に可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で敷設する設計とする。
(ⅹ)格納容器所員用エアロック室（6 号炉）
室内に設置している機器は，エアロック，電動弁，空気作動弁等である。これらは，不燃性材料又は難燃性材料で構成されており，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で敷設する設計とする。
(ⅹⅰ)主蒸気隔離弁・逃がし安全弁ラッピング室（6 号炉）
室内に設置している機器は，空気作動弁，逃がし
安全弁（予備品）等である。これらは，不燃性材料
又は難燃性材料で構成されており，ケーブルは電線
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新規制基準適合性確認比較表（設計基準対象施設）

先行プラント記載例（高浜 1 号炉）

先行プラント記載例（柏崎）【対象項目：第四十一条
変更（案）

火災による損傷の防止】【凡例】赤色：新規制基準に伴う見直し
青色：記載適正化（先行プラント反映）
緑色：記載適正化（その他）
黒色：既許可分より変更なし

備考

管及び金属製の可とう電線管で敷設する設計とする。
(ⅹⅱ)格納容器雰囲気モニタ室，ダストモニタ室（6 号炉），漏えい検出系モニタ室（6 号炉），サプレッションチェンバ室及び非常用ガス処理系モニタ室（6 号及び 7 号炉）
室内に設置している機器は，空調機，サンプリン
グラック，放射線モニタ，ダストサンプラ，電磁弁，サンプルポンプ，計装ラック，計器等である。
これらは，不燃性材料又は難燃性材料で構成されており，可燃物としては軸受に潤滑油グリスを使用している。軸受は，不燃性材料である金属で覆われており，設備外部で燃え広がることはない。その他に可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で敷設する設計とする。
(ⅹⅲ)非常用ディーゼル発電機燃料移送系ケーブ
ルトレンチ
室内に設置している機器は，配管等である。これ
らは，不燃性材料又は難燃性材料で構成されており，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で敷設する設計とする。
(ⅹⅳ)非常用送風機室，コントロール建屋計測制
御電源盤区域送風機室（7 号炉）
室内に設置している機器は，送風機，電動機，空気作動弁等である。これらは，不燃性材料又は難燃性材料で構成されており，可燃物としては軸受に潤
滑油グリスを使用している。軸受は，不燃性材料である金属で覆われており，設備外部で燃え広がることはない。その他に可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で敷設する設計とする。
(ⅹⅴ)原子炉冷却材浄化系／燃料プール冷却材浄
化系ろ過脱塩器ハッチ室（7 号炉）
室内に設置している機器は，クレーン，ボックス
等である。
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先行プラント記載例（高浜 1 号炉）

新規制基準適合性確認比較表（設計基準対象施設）
先行プラント記載例（柏崎）【対象項目：第四十一条
変更（案）

火災による損傷の防止】【凡例】赤色：新規制基準に伴う見直し
青色：記載適正化（先行プラント反映）
緑色：記載適正化（その他）
黒色：既許可分より変更なし

備考

これらは，不燃性材料又は難燃性材料で構成されており，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線
管で敷設する設計とする。
(ⅹⅵ)管理区域連絡通路（7 号炉）
室内に設置している機器は，空調ダクト，操作盤等である。これらは，不燃性材料又は難燃性材料で構成されており，可燃物としては操作盤があるが少量かつ近傍に可燃物がなく，不燃性材料である金属で覆われており燃え広がることはない。その他に可燃物は設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で敷設する設計とする。

(ⅹⅶ)計装用圧縮空気系／高圧窒素ガス供給系ペネ室（7 号炉）
室内に設置している機器は，配管，空気作動弁等である。これらは，不燃性材料又は難燃性材料で構成されており，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で敷設する設計とする。
(ⅹⅷ)南北連絡通路（7 号炉），原子炉建屋 4 階
クリーン通路（7 号炉）
室内に設置している機器は，ボックス，ボンベ，
配管等である。これらは，不燃性材料又は難燃性材料で構成されており，ケーブルは電線管及び金属製の可とう電線管で敷設する設計とする。
(ⅹⅸ)階段室室内に設置している機器は，ボックス，ボンベ等である。これらは，不燃性材料又は難燃性材料で構成されており，ケーブルは電線管，金属製の可とう
電線管及び密閉型ダクトで敷設する設計とする。

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先行プラント記載例（高浜 1 号炉）

新規制基準適合性確認比較表（設計基準対象施設）【対象項目：第四十一条

先行プラント記載例（柏崎）火災による損傷の防止】

変更（案）【凡例】赤色：新規制基準に伴う見直し
青色：記載適正化（先行プラント反映）
緑色：記載適正化（その他）
黒色：既許可分より変更なし

備考(c) 火災発生時の煙の充満又は放射線の影響によ(3) 火災発生時の煙の充満等により消火活動が困難となる火災区域又は火災区画に設置する消火設備

り消火活動が困難となる火災区域又は火災区
ｃ．火災発生時の煙の充満又は放射線の影響画に設置する消火設備

により消火活動が困難となる火災区域又火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により消は火災区画に設置する消火設備

火災発生時の煙の充満等により消火活動が困難と火活動が困難となる火災区域又は火災区画は，自動なる火災区域又は火災区画には、自動消火設備又は又は中央制御室からの手動操作による固定式消火設

火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により消手動操作による固定式消火設備を設置する設計とする。

備である全域ガス消火設備を設置し消火を行う設計とする。

火活動が困難となる火災区域又は火災区画は，自動又は中央制御室からの手動操作による固定式消火設

設置する自動消火設備又は手動操作による固定式

なお，これらの固定式消火設備に使用するガス備である全域ガス消火設備を設置し消火を行う設計

消火設備の設計方針には、｢1.5.1.3.2.1(3) 火災発

は，消防法施行規則を踏まえハロゲン化物消火剤と生時の煙の充満等により消火活動が困難となる火災する設計とする。

区域又は火災区画に設置する消火設備｣を適用する。

全域ガス消火設備の自動起動用の煙感知器と熱感
知器は，当該火災区域又は火災区画に設置した「固有の信号を発する異なる種類の感知器」とする。

とする。
なお，これらの固定式消火設備に使用するガスは，消防法施行規則を踏まえハロゲン化物消火剤とする設計とする。
固定式ガス消火設備の自動起動用の煙感知器と熱感知器は，当該火災区域又は火災区画に設置した「固有の信号を発する異なる種類の感知器」とは別

ただし，以下については，上記と異なる消火設備
ただし、以下の火災区域又は火災区画は、上記と異なる消火設備により消火を行う設計とする。

に設置する。

を設置し消火を行う設計とする。
ただし， 以下については，ハロゲン化物自動消火設
備（全域）と異なる消火設備を設置し消火を行う設計

a. 原子炉格納容器とする。

原子炉格納容器
原子炉格納容器内にスプリンクラーを適用すると(a) 緊急時対策所用発電機室，非常用ディーゼルした場合、ケーブルが密集して設置されているた

発電機室及び非常用ディーゼル発電機燃料デめ、スプリンクラーが有効に動作するように配管及

イタンク室

びヘッドを設置するのが困難である。また、ガス消

緊急時対策所用発電機室，非常用ディーゼル発電

火設備を適用するとした場合、原子炉格納容器の自機室及び非常用デイーゼル発電機燃料デイタンク室

由体積は約 7 万 m3 あることから、原子炉格納容器

は，人が常駐する場所ではないことから，二酸化炭

内全体に消火剤を充満させるには時間を要する。こ素消火設備（全域）を設置する設計とする。また，のため、原子炉格納容器の消火設備は、火災発生時自動起動について，万一，当該区域に作業員等がいの煙の充満による消火活動が困難でない場合、早期に消火が可能である消火要員による消火を行う設計

た場合の人身安全を考慮し，煙感知器及び熱感知器の両方の動作をもって消火する設計とする。

とする。
火災発生時の煙の充満及び放射線の影響のため、消火要員による消火活動が困難である場合は、中央(b)

常設低圧代替注水系ポンプ設置区域及び緊急用海水ポンプ設置区域

制御室からの手動操作が可能であり、原子炉格納容

常設低圧代替注水系ポンプ設置区域及び緊急用海器全域を水滴で覆うことのできる原子炉格納容器ス

水ポンプ設置区域は，いずれも原子炉建屋に隣接しプレイ設備による手動消火を行う設計とする。

た地下格納槽であるため，これらの区域で火災が発生した場合，煙が格納槽内部に充満し，消火活動が32/54

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新規制基準適合性確認比較表（設計基準対象施設）

先行プラント記載例（高浜 1 号炉）【対象項目：第四十一条

先行プラント記載例（柏崎）火災による損傷の防止】

変更（案）【凡例】赤色：新規制基準に伴う見直し
青色：記載適正化（先行プラント反映）
緑色：記載適正化（その他）
黒色：既許可分より変更なし

備考

困難となる可能性が否定できないことから，可燃物である油内包機器については，自動又は中央制御室からの手動操作による固定式消火設備であるハロゲ
ン化物自動消火設備（局所）を設置し消火を行う設
ⅰ. 原子炉建屋通路部及びオペレーティングフロ

計とする。

ア
原子炉建屋通路部及びオペレーティングフロア
は，ほとんどの階層で周回できる通路となっており，その床面積は最大で約 1,000m2（原子炉建屋地(c) 原子炉建屋通路部
原子炉建屋通路部は，ほとんどの階層で周回でき

下 2 階周回通路）と大きい。さらに，各階層間には る通路となっており，その床面積は最大で約 969m２
開口部（機器ハッチ）が存在するが，これらは内部 （原子炉建屋 3 階周回通路）と大きい。さらに，各溢水対策として通常より開口状態となっている。

階層間には開口部（機器ハッチ）が存在するが，こ原子炉建屋通路部及びオペレーティングフロア

れらは水素対策として通常より開口状態となる。

は，このようなレイアウトであることに加え，火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により消火活動

原子炉建屋通路部は，このようなレイアウトであが困難となる可能性が否定できないことから，煙のることに加え，火災発生時の煙の充満又は放射線の充満を発生させるおそれのある可燃物（ケーブル，

影響により消火活動が困難となる可能性が否定でき

電源盤・制御盤，潤滑油内包設備）に対しては自動ないことから，煙の充満を発生させるおそれのある又は中央制御室からの手動操作による固定式消火設

可燃物（ケーブル，電源盤・制御盤，潤滑油内包設

備である局所ガス消火設備を設置し消火を行う設計備）に対しては自動又は中央制御室からの手動操作とし，これら以外の可燃物については量が少ないこによる固定式消火設備であるハロゲン化物自動消火とから消火器で消火を行う設計とする。

設備（局所）を設置し消火を行う設計とし，これ以

なお，これらの固定式消火設備に使用するガス
は，ハロゲン化物消火剤とする。

外（計器など）の可燃物については量が少ないこと
から消火器で消火を行う設計とする。

ⅱ. 非常用ディーゼル発電機室，非常用ディーゼ
ル発電機燃料ディタンク室
非常用ディーゼル発電機室及び非常用ディーゼル
発電機燃料ディタンク室は，人が常駐する場所ではないことから，ハロゲン化物消火剤を使用する全域
ガス消火設備は設置せず，全域自動放出方式の二酸化炭素消火設備を設置する設計とする。また，自動起動について，万一，室内に作業員等がいた場合の人身安全を考慮し，煙感知器及び熱感知器の両方の動作をもって消火する設計とする。
ⅲ. 不燃性材料であるコンクリート又は金属により構成された火災防護対象機器のみを設置す
る火災区域又は火災区画
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先行プラント記載例（高浜 1 号炉）

新規制基準適合性確認比較表（設計基準対象施設）
先行プラント記載例（柏崎）【対象項目：第四十一条

火災による損傷の防止】

変更（案）【凡例】赤色：新規制基準に伴う見直し
青色：記載適正化（先行プラント反映）
緑色：記載適正化（その他）
黒色：既許可分より変更なし

備考

火災防護対象機器のうち，不燃性材料であるコン
クリート又は金属により構成された配管，容器，タンク，手動弁，コンクリート構築物については流路，バウンダリとしての機能が火災により影響を受けることは考えにくいため，消防法又は建築基準法に基づく対策を行う設計とする。

(4) 火災発生時の煙の充満等により消火活動が困(d) 火災発生時の煙の充満又は放射線の影響によりｄ．火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により難とならない火災区域又は火災区画に設置す消火活動が困難とならない火災区域又は火災区

消火活動が困難とならない火災区域又は火災区る消火設備画に設置する消火設備

画に設置する消火設備

a. 屋外タンクエリア、海水ポンプ室及び空冷式(a) 屋外の火災区域（常設代替高圧電源装置置場

非常用発電装置エリア

及び海水ポンプ室等）

屋外タンクエリア、海水ポンプ室及び空冷式非常用発電装置エリアは、自動消火設備又は手動操作に

屋外の火災区域である常設代替高圧電源装置置場

よる固定式消火設備は設置せず、消火器、消火栓で及び海水ポンプ室等は，消火器又は移動式消火設備

消火を行う設計とする。

で消火を行う設計とする。

なお、海水ポンプには、｢1.5.1.4 火災の影響軽減のための対策｣に示す二酸化炭素消火設備を設置する。

ⅰ. 中央制御室，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所(b) 中央制御室，緊急時対策所（対策本部）
火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により消火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により消b. 燃料油貯油そうエリア

火活動が困難とならない中央制御室，5 号炉原子炉

火活動が困難とならない中央制御室，緊急時対策所

燃料油貯油そうエリアは、乾燥砂で覆われ地下に

建屋内緊急時対策所（対策本部）には，全域ガス消には，ハロゲン化物自動消火設備（全域）等は設置せ設置されているため、火災の規模は小さい。また、

火設備，局所ガス消火設備は設置せず，消火器で消ず，消火器で消火を行う設計とする。また，中央制御

油火災であることを考慮し、消火器で消火を行う設

火を行う設計とする。中央制御室制御盤内又は 5 号 室制御盤内の火災については，電気機器への影響が
炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の制御盤 ない二酸化炭素消火器で消火を行う。なお，中央制御計とする。

内の火災については，電気機器への影響がない二酸室床下コンクリートピットについては，中央制御室

c. 使用済燃料ピット及び新燃料貯蔵庫エリア

化炭素消火器で消火を行う。中央制御室床下フリーからの手動操作によっても起動が可能なハロゲン化

使用済燃料ピット及び新燃料貯蔵庫エリアは、自アクセスフロアは，中央制御室からの手動操作によ物自動消火設備（局所）を設置する設計とする。

動消火設備又は手動操作による固定式消火設備は設り早期の起動が可能な固定式ガス消火設備（消火剤

置せず、消火器、消火栓で消火を行う設計とする。

はハロン 1301）を設置する設計とする。

d. 内部スプレクーラ室

緊急時対策所は，中央制御室の運転員あるいは監視所の警備員により，粉末消火器又は二酸化炭素消火器で消火を行う設計とする。

内部スプレクーラ室は、自動消火設備又は手動操作による固定式消火設備は設置せず、消火器、消火
栓で消火を行う設計とする。

(c) 格納容器圧力逃がし装置フィルタ装置格納槽
当該区域の火災荷重は小さく，煙の充満により消火活動が困難とならない火災区域であることから，消火器で消火を行う設計とする。

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東海第二発電所
先行プラント記載例（高浜 1 号炉）
e. 主蒸気管ヘッダ室
主蒸気管ヘッダ室は、自動消火設備又は手動操作

新規制基準適合性確認比較表（設計基準対象施設）【対象項目：第四十一条

先行プラント記載例（柏崎）ⅱ. 原子炉格納容器
原子炉格納容器内において，万一，火災が発生し火災による損傷の防止】

変更（案）

原子炉格納容器内において，万一，火災が発生した場合でも，原子炉格納容器の空間体積（約た場合でも，原子炉格納容器の空間体積(約 9,800m

で消火を行う設計とする。

7,300m3）に対してパージ用排風機の容量が３)に対してパージ用排風機の容量が 16,980m3/h で22,000m3/h であることから，煙が充満しないたあることから，煙が充満しないため，消火活動が可

余熱除去クーラ室は、自動消火設備又は手動操作による固定式消火設備は設置せず、消火器、消火栓

め，消火活動が可能である。
したがって，原子炉格納容器内の消火について能である。
したがって，原子炉格納容器内の消火についてで消火を行う設計とする。

は，消火器を用いて行う設計とする。また，消火栓

は，消火器を用いて行う設計とする。また，消火栓を用いても対応できる設計とする。

を用いても対応できる設計とする。
(e)原子炉建屋オペレーティングフロア

g. 体積制御タンク室
体積制御タンク室は、自動消火設備又は手動操作

原子炉建屋オペレーティングフロアは煙の充満による固定式消火設備は設置せず、消火器、消火栓により消火活動が困難とならない火災区域又は火災で消火を行う設計とする。

区画であるため，消火器で消火を行う設計とする。
ⅲ. 可燃物が少ない火災区域又は火災区画(f) 可燃物が少ない火災区域又は火災区画

火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により消火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により消中央制御室には、自動消火設備又は手動操作によ

火活動が困難とならない火災区域又は火災区画のう

火活動が困難とならない火災区域又は火災区画のうる固定式消火設備は設置せず、消火器で消火を行う

ち，中央制御室以外で可燃物が少ない火災区域又はち，可燃物が少ない火災区域又は火災区画について設計とする。また、中央制御盤内の火災について

火災区画については，消火器で消火を行う設計とすは，消火器で消火を行う設計とする。

は、電気機器への影響がない二酸化炭素消火器で消る。

h. 中央制御室

備考(d) 原子炉格納容器による固定式消火設備は設置せず、消火器、消火栓
f. 余熱除去クーラ室【凡例】赤色：新規制基準に伴う見直し
青色：記載適正化（先行プラント反映）
緑色：記載適正化（その他）
黒色：既許可分より変更なし

例）緊急時対策所チェンジングルーム等→審査基準

火を行う設計とする。
ⅳ. 屋外の火災区域
屋外の火災区域については，消火器又は移動式消火設備により消火を行う設計とする。

1.5.2.3.2.2 消火用水供給系の多重性又は多様性

b. 消火用水供給系の多重性又は多様性の考慮(2) 消火用水供給系の多重性又は多様性の考慮の考慮｢1.5.1.3.2.3 消火用水供給系の多重性又は多様性の考慮｣の基本方針を適用する。

設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。

設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。

c. 系統分離に応じた独立性の考慮(3) 系統分離に応じた独立性の考慮

重大事故等対処施設は，重大事故に対処する機能

重大事故等対処施設は，重大事故に対処する機能と設計基準事故対処設備の安全機能が単一の火災にと設計基準事故対処設備の安全機能が単一の火災によって同時に機能喪失しないよう，区分分離や位置

よって同時に機能喪失しないよう，区分分離や位置○安全区分Ⅰ，Ⅱ，Ⅲを分離。

的分散を図る設計とする。

的分散を図る設計とする。

○「41 条の消火設備については 43 条で DB-SA 間の重大事故等対処施設のある火災区域又は火災区

重大事故等対処施設のある火災区域又は火災区

画，及び設計基準事故対処設備のある火災区域又は画，及び設計基準事故対処設備のある火災区域又は分離を要求しているためこれらの分離に応じて独立性を確保すること。
」が要求されている。

火災区画に設置する全域ガス消火設備は，上記の区
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：前回提出版からの変更点

東海第二発電所

新規制基準適合性確認比較表（設計基準対象施設）

先行プラント記載例（高浜 1 号炉）【対象項目：第四十一条

火災による損傷の防止】

先行プラント記載例（柏崎）

変更（案）

分分離や位置的分散に応じた独立性を備えた設計と火災区画に設置する消火設備は，上記の区分分離やする。

位置的分散に応じた独立性を備えた設計とする。

1.5.2.3.2.3 火災に対する二次的影響の考慮

d. 火災に対する二次的影響の考慮(4) 火災に対する二次的影響の考慮｢1.5.1.3.2.5 火災に対する二次的影響の考慮｣の設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を

設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を

基本方針を適用する。
1.5.2.3.2.4 想定火災の性質に応じた消火剤の容適用する。

【凡例】赤色：新規制基準に伴う見直し
青色：記載適正化（先行プラント反映）
緑色：記載適正化（その他）
黒色：既許可分より変更なし

備考

適用する。

e. 想定火災の性質に応じた消火剤の容量(5) 想定火災の性質に応じた消火剤の容量

設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を

設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を

量｢1.5.1.3.2.6 想定火災の性質に応じた消火剤の容量｣の基本方針を適用する。

適用する。

適用する。

1.5.2.3.2.5 移動式消火設備の配備

f. 移動式消火設備の配備(6) 移動式消火設備の配備｢1.5.1.3.2.7 移動式消火設備の配備｣の基本方針

設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を

設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針をを適用する。

適用する。

適用する。

1.5.2.3.2.6 消火用水の最大放水量の確保

g. 消火用水の最大放水量の確保(7) 消火用水の最大放水量の確保｢1.5.1.3.2.8 消火用水の最大放水量の確保｣の基

設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を

設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を

本方針を適用する。

適用する。

適用する。

1.5.2.3.2.7 消火用水の優先供給

h. 水消火設備の優先供給(8) 水消火設備の優先供給｢1.5.1.3.2.9 消火用水の優先供給｣の基本方針を

設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を

設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を

適用する。

適用する。

適用する。

1.5.2.3.2.8 消火設備の故障警報

i. 消火設備の故障警報(9) 消火設備の故障警報｢1.5.1.3.2.10 消火設備の故障警報｣の基本方針

設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を

設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針をを適用する。
1.5.2.3.2.9 消火設備の電源確保
動作に電源が必要な消火設備は、全交流動力電源喪失時にも設備の動作に必要な電源が蓄電池により適用する。
j. 消火設備の電源確保
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を
適用する。

適用する。
(10) 消火設備の電源確保
消火用水供給系のうち，電動機駆動消火ポンプは常用電源から受電する設計とするが，ディーゼル駆確保される設計とする。ただし、消火水バックアッ

動消火ポンプは，外部電源喪失時でもディーゼル機

プポンプ及び原子炉格納容器スプレイ設備は、代替

関を起動できるように蓄電池により電源を確保する

電源から受電することで、全交流動力電源喪失時に設計とし，外部電源喪失時においてもディーゼル機

おいても機能を失わない設計とする。

関より消火ポンプへ動力を供給することによって消火用水供給系の機能を確保することができる設計と
する。

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：前回提出版からの変更点

東海第二発電所

新規制基準適合性確認比較表（設計基準対象施設）

先行プラント記載例（高浜 1 号炉）【対象項目：第四十一条

先行プラント記載例（柏崎）火災による損傷の防止】

変更（案）【凡例】赤色：新規制基準に伴う見直し
青色：記載適正化（先行プラント反映）
緑色：記載適正化（その他）
黒色：既許可分より変更なし

備考

緊急時対策所を除く重大事故等対処施設を設置す
る火災区域又は火災区画のハロゲン化物自動消火設
備(全域)，ハロゲン化物自動消火設備（局所）(ケーブルトレイ用の消火設備は除く)，二酸化炭素自動消火設備（全域）は，外部電源喪失並びに全交流
動力電源喪失時にも消火ができるよう非常用電源並
びに緊急用電源から受電できる設計とするとともに，常設代替高圧電源装置からの電源が供給されるまでの約 95 分間，設備の作動に必要な蓄電池を設
け，電源を確保する設計とする。
ケーブルトレイ用のハロゲン化物自動消火設備（局所）は，作動に電源が不要な設計とする。
緊急時対策所の火災区域又は火災区画のハロゲン化物自動消火設備（全域），二酸化炭素自動消火設備(全域)は，外部電源喪失時にも消火ができるように，緊急時対策所用発電機から受電できる設計とす
るとともに，緊急時対策所用発電機からの電源が供給されるまでの約 10 分間，設備の作動に必要な蓄電池を設け，電源を確保する設計とする。
1.5.2.3.2.10 消火栓の配置

k. 消火栓の配置(11) 消火栓の配置｢1.5.1.3.2.12 消火栓の配置｣の基本方針を適用

重大事故等対処施設を設置する火災区域又は火災

設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を区画に設置する消火栓は，消防法施行令第十一条

する。

適用する。

（屋内消火栓設備に関する基準）及び第十九条（屋
外消火栓設備に関する基準）に準拠し，屋内は消火栓から半径 25m の範囲，屋外は消火栓から半径 40mの範囲における消火活動を考慮した設計とする。
1.5.2.3.2.11 固定式ガス消火設備の退出警報

l. 固定式消火設備等の職員退避警報(12) 固定式ガス消火設備等の職員退避警報｢1.5.1.3.2.13 固定式ガス消火設備の退出警報｣

設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を

設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針をの基本方針を適用する。
1.5.2.3.2.12 管理区域内からの放出消火剤の流

適用する。

適用する。

m. 管理区域内からの放出消火剤の流出防止(13) 管理区域内からの放出消火剤の流出防止

設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を

設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を出防止｢1.5.1.3.2.14 管理区域内からの放出消火剤の流出防止｣の基本方針を適用する。
1.5.2.3.2.13 消火用の照明器具適用する。
n. 消火用非常照明

適用する。
(14) 消火用非常照明

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：前回提出版からの変更点

東海第二発電所

新規制基準適合性確認比較表（設計基準対象施設）【対象項目：第四十一条

火災による損傷の防止】

先行プラント記載例（高浜 1 号炉）

先行プラント記載例（柏崎）変更（案）｢1.5.1.3.2.15 消火用の照明器具｣の基本方針を

設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を

設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を

適用する。

適用する。
(3) 自然現象

1.5.2.3.3 自然現象

火災感知設備及び消火設備は、以下に示す地震等

柏崎刈羽原子力発電所の安全を確保する上で設計

東海第二発電所の安全を確保する上で設計上考慮の自然現象を考慮し、機能及び性能が維持される設計とする。

上考慮すべき自然現象としては，網羅的に抽出するために，発電所敷地及びその周辺での発生実績の有すべき自然現象を網羅的に抽出するために，発電所
敷地及びその周辺での発生実績の有無に関わらず，

無に関わらず，国内外の基準や文献等に基づき事象

国内外の基準や文献等に基づき事象を収集した。こを収集した。これらの事象のうち，発電所及びそのれらの事象のうち，発電所及びその周辺での発生可

周辺での発生可能性，重大事故等対処施設への影響

能性，重大事故等対処施設への影響度，事象進展速度，事象進展速度や事象進展に対する時間的余裕の度や事象進展に対する時間的余裕の観点から，重大観点から，重大事故等対処施設に影響を与えるおそ事故等対処施設に影響を与えるおそれがある事象とれがある事象として，地震，津波，風（台風），竜

して，地震，津波，洪水，風（台風），竜巻，低温巻，低温（凍結），降水，積雪，落雷，地滑り，火（凍結），降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影

山の影響及び生物学的事象を抽出した。

響，生物学的事象，森林火災及び高潮を抽出した。

これらの自然現象のうち，落雷については，

これらの自然現象のうち，落雷については，「1.6.2.2(3)a. 落雷による火災の発生防止」に示「1.5.2.2.3(1)落雷による火災の発生防止」に示す

す対策により，機能を維持する設計とする。

対策により，機能を維持する設計とする。

低温（凍結）については，「1.6.2.3(3)a．凍結防低温（凍結）については，「(1)凍結防止対策」に

止対策」に示す対策により機能を維持する設計とす

示す対策により機能を維持する設計とする。風（台

る。風（台風）に対しては，「1.6.2.3(3)b．風水害風）に対しては，「(2)風水害対策」に示す対策によ対策」に示す対策により機能を維持する設計とすり機能を維持する設計とする。地震については，る。地震については，「1.6.2.3(3)c．地震対策」に「(3)地震対策」に示す対策により機能を維持する

示す対策により機能を維持する設計とする。

設計とする。
上記以外の津波，竜巻，洪水，降水，積雪，地滑

山の影響及び生物学的事象については，り，火山の影響，高潮及び生物学的事象について「1.6.2.3(3)d．想定すべきその他の自然現象に対は，「(4)想定すべきその他の自然現象に対する対策

する対策について」に示す対策により機能を維持すについて」に示す対策により機能を維持する設計とる設計とする。

する。

また，森林火災についても，「1.6.2.3(3)d．想定
すべきその他の自然現象に対する対策について」に

また，森林火災についても，「(4)想定すべきその他の自然現象に対する対策について」に示す対策に

示す対策により機能を維持する設計とする。

より機能を維持する設計とする。

1.5.2.3.3.1 凍結防止対策

a. 凍結防止対策(1) 凍結防止対策｢1.5.1.3.3.1 凍結防止対策｣の基本方針を適用す

設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を

設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針をる。
1.5.2.3.3.2 風水害対策適用する。
b. 風水害対策

備考

適用する。

1.5.2.3.3 地震等の自然現象の考慮

上記以外の津波，竜巻，降水，積雪，地滑り，火【凡例】赤色：新規制基準に伴う見直し
青色：記載適正化（先行プラント反映）
緑色：記載適正化（その他）
黒色：既許可分より変更なし

適用する。
(2) 風水害対策
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：前回提出版からの変更点

東海第二発電所

新規制基準適合性確認比較表（設計基準対象施設）【対象項目：第四十一条

火災による損傷の防止】

先行プラント記載例（高浜 1 号炉）

先行プラント記載例（柏崎）変更（案）｢1.5.1.3.3.2 風水害対策｣の基本方針を適用す

設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を

設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を

る。

適用する。
c. 地震対策(3) 地震対策(1) 地震対策(a) 地震対策

ａ．地震対策

屋内の重大事故等対処施設を設置する火災区域又設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を
適用する。

備考

適用する。

1.5.2.3.3.3 地震対策

は火災区画の火災感知設備及び消火設備は、施設の区分に応じて機能を維持できる設計とする。具体的【凡例】赤色：新規制基準に伴う見直し
青色：記載適正化（先行プラント反映）
緑色：記載適正化（その他）
黒色：既許可分より変更なし

設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。

には、加振試験又は解析・評価により、機器に要求される機能が維持されることを確認する設計とする。
屋外の重大事故等対処施設を設置する火災区域の火災感知設備は、施設の区分に応じて機能を維持できる設計とする。屋外の重大事故等対処施設の消火設備のうち消火器は、固縛による転倒防止対策により地震では損傷しない設計とし、移動式消火設備で消火活動が可能な設計とする。
火災区域又は火災区画に設置される耐震Ｂ、Ｃク
ラス機器に基準地震動による損傷に伴う火災が発生した場合においても、重大事故等に対処する機能が損なわれないよう設計する。
(2) 地盤変位対策(b) 地盤変位対策｢1.5.1.3.3.3(2) 地盤変位対策｣の基本方針を適

設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を

用する。

適用する。
d. 想定すべきその他の自然現象に対する対策について上記の自然現象を除き，柏崎刈羽原子力発電所 6

ｂ．地盤変位対策
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。
(4) 想定すべきその他の自然現象に対する対策
について
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を

号及び 7 号炉で考慮すべき自然現象については，津 適用する。
波，竜巻，降水，積雪，地滑り，火山の影響及び生
物学的事象がある。これらの自然現象及び森林火災
により感知及び消火の機能，性能が阻害された場合
は，原因の除去又は早期の取替え，復旧を図る設計とするが，必要に応じて火災監視員の配置や，代替消火設備の配備等を行い，必要な機能並びに性能を維持することとする。
1.5.2.3.4 消火設備の破損、誤動作又は誤操作に

1.5.2.4 消火設備の破損，誤動作又は誤操作によ39/54

：前回提出版からの変更点

東海第二発電所

新規制基準適合性確認比較表（設計基準対象施設）

先行プラント記載例（高浜 1 号炉）
よる重大事故等対処施設への影響｢1.5.1.3.4 消火設備の破損、誤動作又は誤操作による安全機能への影響｣の基本方針を適用する。

【対象項目：第四十一条

火災による損傷の防止】

先行プラント記載例（柏崎）変更（案）(4) 消火設備の破損，誤作動又は誤操作による重る重大事故等対処施設への影響

大事故等対処施設への影響
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を【凡例】赤色：新規制基準に伴う見直し
青色：記載適正化（先行プラント反映）
緑色：記載適正化（その他）
黒色：既許可分より変更なし

備考

設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を
適用する。

適用する。
1.5.2.4 その他｢1.5.1.5 その他｣の基本方針を適用する。

1.6.2.4 その他
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を適用する。

1.5.2.5 その他
設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針を
適用する。

40/54

：前回提出版からの変更点

東海第二発電所
既許可申請書新規制基準適合性確認比較表（重大事故等対処施設）

先行プラント記載例（高浜 1 号炉）
1.安全設計【対象項目：第 41 条

先行プラント記載例（柏崎）
1.安全設計火災による損傷の防止】
変更（案）【凡例】赤色：新規制基準に伴う見直し
青色：記載適正化（先行プラント反映）
緑色：記載適正化（その他）
黒色：既許可分より変更なし

備考

1. 安全設計

1.10 発電用原子炉設置変更許可申請に係 1.11 原子炉設置変更許可申請に係る安全設計の方針る安全設計の方針
1.11.7 原子炉設置変更許可申請（平成 15 1.10.2 発電用原子炉設置変更許可申請 1.11.7 発電用原子炉設置変更許可申請（平成26年5月20日申請）に係る実用年 7 月 28 日申請分）に係る安全設計の （平成 25 年 9 月 27 日申請）に係る実発電用原子炉及びその附属施設の位用発電用原子炉及びその附属施設の位
方針
置，構造及び設備の基準に関する規則への適合四十一条 火災による損傷の防止（火災による損傷の防止）

置，構造及び設備の基準に関する規則への適合第四十一条 火災による損傷の防止

重大事故等対処施設は、火災により第四十一条 重大事故等対処施設は、火重大事故等対処施設は、火災により重大事故等に対処するために必要な機災により重大事故等に対処するため

重大事故等に対処するために必要な機能を損なうおそれがないよう、火災のに必要な機能を損なうおそれがない能を損なうおそれがないよう、火災の発生を防止することができ、かつ、火災

よう、火災の発生を防止することが発生を防止することができ、かつ、火災感知設備及び消火設備を有するものででき、かつ、火災感知設備及び消火感知設備及び消火設備を有するものでなければならない。

設備を有するものでなければならな

なければならない。

い。
適合のための設計方針
重大事故等対処施設は、火災により重大適合のための設計方針
重大事故等対処施設は火災により重大適合のための設計方針
重大事故等対処施設は，火災により重大事故等に対処するために必要な機能を損 事故等に対処するために必要な機能を損 事故等に対処するために必要な機能を損なうことのないよう、火災発生防止、火災 なうおそれがないよう，火災発生防止，火 なうおそれがないよう，火災発生防止，火感知及び消火の措置を講じるものとする。 災感知及び消火の措置を講じるものとす 災感知及び消火の措置を講じるものとす(1) 火災発生防止
潤滑油等の発火性又は引火性物質を内る。

る。

(1) 火災発生防止(1) 火災発生防止

潤滑油等の発火性又は引火性物質を内潤滑油等の発火性又は引火性物質を内包する機器は、漏えいを防止する構造とす 包する機器は，漏えいを防止する設計と 包する機器は，漏えいを防止する設計とる。万一、潤滑油等が漏えいした場合に、 する。万一，潤滑油等が漏えいした場合 する。万一，潤滑油等が漏えいした場合
漏えいの拡大を防止する堰等を設ける設 に，漏えいの拡大を防止する堰等を設け に，漏えいの拡大を防止する堰等を設ける設計とする。
る設計とする。
計とする。
重大事故等対処施設は，不燃性材料若
重大事故等対処施設は，不燃性材料若
重大事故等対処施設は、
不燃性材料又は難燃性材料と同等以上の性能を有するも しくは難燃性材料と同等以上の性能を有 しくは難燃性材料と同等以上の性能を有のである場合若しくは他の重大事故等対 するものである場合又は他の重大事故等 するものである場合又は他の重大事故等
処施設、
設計基準事故対処設備において火 対処施設，設計基準事故対処設備等に火 対処施設，設計基準事故対処設備等に火災が発生することを防止するための措置 災が発生することを防止するための措置 災が発生することを防止するための措置が講じられている場合を除き、不燃性材料 が講じられている場合を除き，不燃性材 が講じられている場合を除き，不燃性材
又は難燃性材料を使用した設計とする。 料若しくは難燃性材料を使用した設計と 料若しくは難燃性材料を使用した設計とする。
電気系統については、必要に応じて、過電気系統については，必要に応じて，過する。
電気系統については，必要に応じて，過41/54

：前回提出版からの変更点

東海第二発電所
既許可申請書新規制基準適合性確認比較表（重大事故等対処施設）

先行プラント記載例（高浜 1 号炉）【対象項目：第 41 条

先行プラント記載例（柏崎）火災による損傷の防止】
変更（案）【凡例】赤色：新規制基準に伴う見直し
青色：記載適正化（先行プラント反映）
緑色：記載適正化（その他）
黒色：既許可分より変更なし

備考

電流保護継電器等の保護装置と遮断器の 電流継電器等の保護装置と遮断器の組み 電流継電器等の保護装置と遮断器の組み組合せ等により、過電流による過熱、焼損 合わせ等により，過電流による過熱，焼損 合わせ等により，過電流による過熱，焼損の防止を図るとともに、必要な電気設備に の防止を図るとともに，必要な電気設備 の防止を図るとともに，必要な電気設備に接地を施す設計とする。
接地を施す設計とする。
に接地を施す設計とする。
落雷や地震により火災が発生する可能

落雷や地震により火災が発生する可能

落雷や地震により火災が発生する可能性を低減するため，避雷設備を設けると 性を低減するため，避雷設備を設けるとを設けるとともに、施設の区分に応じた耐 ともに，施設の区分に応じた耐震設計を ともに，施設の区分に応じた耐震設計を行う。
震設計を行う。
行う。
性を低減するため、避雷設備(2) 火災感知及び消火
重大事故等対処施設に対する火災の影(2) 火災感知及び消火
重大事故等対処施設に対して，早期の(2) 火災感知及び消火
重大事故等対処施設に対して，早期の火災感知及び消火を行うため異なる種類 火災感知及び消火を行うため異なる種類の感知器を設置する設計とする。
及び消火を行えるように異なる種類の の感知器を設置する設計とする。
消火設備は，自動消火設備，手動操作に感知器を設置する設計とする。
消火設備は，自動消火設備，手動操作に響を限定し、早期の火災感知

消火設備は、消火器及び消火栓を設置す よる固定式消火設備，水消火設備及び消 よる固定式消火設備，水消火設備及び消るとともに、
重大事故等対処施設を設置す 火器を設置する設計とし，重大事故等対 火器を設置する設計とし，重大事故等対る火災区域又は火災区画であって、火災発 処施設を設置する火災区域又は火災区画 処施設を設置する火災区域又は火災区画
生時に煙の充満、
放射線の影響により消火 のうち，煙の充満又は放射線の影響によ のうち，煙の充満又は放射線の影響によ活動が困難なところには、
自動消火設備又 り消火活動が困難なところには，自動消 り消火活動が困難なところには，自動消は手動操作による固定式消火設備を設置 火設備又は手動操作による固定式消火設 火設備又は手動操作による固定式消火設する設計とする。
火災区域又は火災区画の火災感知設備

備を設置する設計とする。
火災区域又は火災区画の火災感知設備

備を設置する設計とする。
火災区域又は火災区画の火災感知設備

及び消火設備は、
重大事故等対処施設の区 及び消火設備は，重大事故等対処施設の 及び消火設備は，重大事故等対処施設の分に応じて、機能を維持できる設計とす 区分に応じて，地震発生時に機能を維持 区分に応じて，地震発生時に機能を維持できる設計とする。

る。

できる設計とする。

(3) 消火設備の破損，誤動作又は誤操作について(3) 消火設備の破損，誤動作又は誤操作 (3) 消火設備の破損，誤動作又は誤操作
について
について

消火設備の破損、誤動作又は誤操作が起

消火設備の破損，誤動作又は誤操作が消火設備の破損，
誤動作又は誤操作が起きた場合においても、消火設備の消火方 起きた場合においても，消火設備の消火 きた場合においても，消火設備の消火方
消火設備の配置設計等を行うことによ法、消火設備の配置を考慮した設計等を行 方法，消火設備の配置設計等を行うこと 法，
重大事故等に対処する機能を損なわなうことにより、
重大事故等に対処する機能 により，重大事故等に対処する機能を損 り，を損なうことのない設計とする。

なわない設計とする。

い設計とする。

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：前回提出版からの変更点

東海第二発電所
先行プラント記載例（高浜 1 号炉）

新規制基準適合性確認比較表（設計基準対象施設）【対象項目：第四十一条

先行プラント記載例（柏崎）火災による損傷の防止】

変更（案）【凡例】赤色：新規制基準に伴う見直し
青色：記載適正化（先行プラント反映）
緑色：記載適正化（その他）
黒色：既許可分より変更なし

備考「10.5 火災防護設備」を以下のとおり追加する。
10.5 火災防護設備

10.5 火災防護設備

10.5 火災防護設備

10.5.2 重大事故等対処施設

10.5.2 重大事故等対処施設

10.5.2 重大事故等対処施設

10.5.2.1 概要

10.5.2.1 概要

10.5.2.1 概要

原子炉施設内の火災区域及び火災区画に設置され発電用原子炉施設内の火災区域及び火災区画に設

発電用原子炉施設内の火災区域及び火災区画に設る、重大事故等対処施設を火災から防護することを 置される重大事故等対処施設を火災から防護するこ 置される重大事故等対処施設を火災から防護するこ目的として、火災の発生防止、火災の感知及び消火の とを目的として，火災の発生防止，火災の感知及び消 とを目的として，火災の発生防止，火災の感知及び消火のそれぞれを考慮した火災防護対策を講じる。
火のそれぞれを考慮した火災防護対策を講じる。
それぞれを考慮した火災防護対策を講じる。
発電用原子炉施設の火災の発生防止については，発電用原子炉施設の火災の発生防止については，
火災の発生防止は、発火性又は引火性物質等に対して火災の発生防止対策を講じるほか、水素に対す 発火性又は引火性物質を内包する設備及びこれらの 発火性又は引火性物質を内包する設備及びこれらのる換気及び漏えい検知対策、電気系統の過電流によ 設備を設置する火災区域又は火災区画に対する火災 設備を設置する火災区域又は火災区画に対する火災の発生防止対策を講じるほか，可燃性の蒸気又は可 の発生防止対策を講じるほか，可燃性の蒸気又は可る過熱、焼損の防止対策等を行う。
燃性の微粉に対する対策，発火源への対策，水素ガス 燃性の微粉に対する対策，発火源への対策，水素に対 東海第二は「ガス」削除に対する換気及び漏えい検知対策，放射線分解等に する換気及び漏えい検知対策，放射線分解等によりより発生する水素ガスの蓄積防止対策，並びに電気 発生する水素の蓄積防止対策，並びに電気系統の過系統の過電流による過熱及び焼損の防止対策等を行 電流による過熱及び焼損の防止対策等を行う。
う。
火災の感知及び消火は、重大事故等対処施設に対火災の感知及び消火については，重大事故等対処

火災の感知及び消火については，重大事故等対処して火災の影響を限定し、早期の火災感知及び消火 施設に対して，早期の火災感知及び消火を行うため 施設に対して，早期の火災感知及び消火を行うための火災感知設備及び消火設備を設置する。
を行えるように、火災感知設備及び消火設備を設置 の火災感知設備及び消火設備を設置する。
火災感知設備及び消火設備は，想定される自然現火災感知設備及び消火設備は，想定される自然現する。火災感知設備及び消火設備の設置に当たっては、地震等の自然現象によっても、火災感知及び消火 象に対して当該機能が維持され，かつ，重大事故等対 象に対して当該機能が維持され，かつ，重大事故等対の機能、性能が維持され、かつ、重大事故等対処施設 処施設は，消火設備の破損，誤動作又は誤操作によっ 処施設は，消火設備の破損，誤動作又は誤操作によっは、消火設備の破損、誤動作又は誤操作によって重大 て重大事故等に対処する機能を失うことのないよう て重大事故等に対処する機能を失うことのないよう事故等に対処する機能を失うことのないよう設置す に設置する。

に設置する。

る。火災感知設備及び消火設備は、重大事故等対処施設の区分に応じて、機能を維持できるよう設置する。
10.5.2.2 設計方針
原子炉施設内の火災区域及び火災区画に設置され10.5.2.2 設計方針
火災区域又は火災区画に設置される重大事故等対10.5.2.2 設計方針
火災区域又は火災区画に設置される重大事故等対る、重大事故等対処施設を火災から防護することを 処施設を火災から防護することを目的として，火災 処施設を火災から防護することを目的として，火災目的として、火災発生防止、火災の感知及び消火のそ 発生防止，火災の感知及び消火のそれぞれを考慮し 発生防止，火災の感知及び消火のそれぞれを考慮した火災防護対策を講じる。
た火災防護対策を講じる。
れぞれを考慮した火災防護対策を講じる。
(1) 火災発生防止
発火性又は引火性物質の漏えい防止の措置や不燃(1) 火災発生防止
発火性又は引火性物質の漏えい防止の措置や不燃(1) 火災発生防止
発火性又は引火性物質の漏えい防止の措置や不燃性材料又は難燃性材料の使用等、火災の発生を防止 性材料又は難燃性材料の使用等，火災の発生を防止 性材料又は難燃性材料の使用等，火災の発生を防止
する。
する。
する。
(2) 火災の感知及び消火(2) 火災の感知及び消火(2) 火災の感知及び消火
火災感知設備及び消火設備は、重大事故等対処施

火災感知設備及び消火設備は，重大事故等対処施

火災感知設備及び消火設備は，重大事故等対処施
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東海第二発電所
先行プラント記載例（高浜 1 号炉）

新規制基準適合性確認比較表（設計基準対象施設）【対象項目：第四十一条

先行プラント記載例（柏崎）火災による損傷の防止】

変更（案）【凡例】赤色：新規制基準に伴う見直し
青色：記載適正化（先行プラント反映）
緑色：記載適正化（その他）
黒色：既許可分より変更なし

備考

設に対する火災の影響を限定し、早期の火災感知及 設に対して，早期の火災感知及び消火を行うよう設 設に対して，早期の火災感知及び消火を行うよう設
置する。
置する。
び消火を行う。
10.5.2.3 主要設備

10.5.2.3 主要設備の仕様

10.5.2.3 主要設備の仕様(1) 火災感知設備(1) 火災感知設備

10.5.2.3.1 火災発生防止設備
重大事故等対処施設は、「1.5.2 重大事故等対処施設の火災防護に関する基本方針」における「1.5.2.2
火災発生防止」に示すとおり、発火性又は引火性物質の拡大防止のためのオイルパン、ドレンリム又は堰等の設備を設置する設計とする。
また、非難燃ケーブルについては、難燃ケーブルと同等以上の性能を確保するため、非難燃ケーブル及びケーブルトレイを防火シートで覆い、複合体を形成する設計とする。
複合体の概要図を第 10.5.1.1 図に示す。
10.5.2.3.2 火災感知設備
火災感知設備の火災感知器は、火災区域又は火災

重大事故等対処施設に対する火災感知設備の火災区画における放射線、取付面高さ、温度、湿度、空気 感知器の概略を第 10.5－2 表に示す。
流等の環境条件や、予想される火災の性質を考慮し (2) 消火設備て、固有の信号を発するアナログ式の煙感知器、アナ重大事故等対処施設に対する消火設備の主要機器

ログ式の熱感知器又はアナログ式でない炎感知器か 仕様を第 10.5－3 表に示す。

重大事故等対処施設に対する火災感知設備の火災感知器の概略を第 10.5－2 表に示す。
(2) 消火設備
重大事故等対処施設に対する消火設備の主要機器仕様を第 10.5－3 表に示す。

ら異なる種類の感知器を組み合せて、以下のとおり
設置する設計とする。

10.5.2.4 主要設備

10.5.2.4 主要設備

(1) 火災発生防止設備(1) 火災発生防止設備

重大事故等対処施設は，「1.6.2 重大事故等対処施

重大事故等対処施設は，「1.5.2 重大事故等対処施

設 の 火 災 防 護 に 関 す る 基 本 方 針 」 に お け る 設の火災防護に関する基本方針」における「1.
「1.6.2.2(1) 重大事故等対処施設の火災発生防止」 5.2.2.1 重大事故等対処施設の火災発生防止」に示に示すとおり，発火性又は引火性物質の漏えい防止， すとおり，発火性又は引火性物質の漏えい防止，拡大防止のための堰等を設置する。
拡大防止のための堰等を設置する。
また，非難燃ケーブルについては，難燃ケーブルと同等以上の性能を確保するため，非難燃ケーブル及びケーブルトレイを防火シートで覆い，複合体を形成する設計とする。
複合体の概要図を第 10.5－1 図に示す。
(2) 火災感知設備
火災感知設備の火災感知器は，各火災区域又は火(2) 火災感知設備
火災感知設備の火災感知器は，各火災区域又は火災区画における放射線，取付面高さ，温度，湿度，空 災区画における放射線，取付面高さ，温度，湿度，空44/54

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東海第二発電所

新規制基準適合性確認比較表（設計基準対象施設）

先行プラント記載例（高浜 1 号炉）【対象項目：第四十一条

先行プラント記載例（柏崎）火災による損傷の防止】

変更（案）【凡例】赤色：新規制基準に伴う見直し
青色：記載適正化（先行プラント反映）
緑色：記載適正化（その他）
黒色：既許可分より変更なし

備考

気流等の環境条件や，炎が生じる前に発煙すること 気流等の環境条件や，炎が生じる前に発煙すること
等，予想される火災の性質を考慮して，火災感知器を 等，予想される火災の性質を考慮して，火災感知器を設置する火災区域又は火災区画の重大事故等対処施 設置する火災区域又は火災区画の重大事故等対処施設の種類に応じ，火災を早期に感知できるよう，固有 設の種類に応じ，火災を早期に感知できるよう，固有の信号を発するアナログ式の煙感知器，アナログ式 の信号を発するアナログ式の煙感知器，アナログ式の熱感知器，又は非アナログ式の炎感知器から異な の熱感知器の異なる種類の感知器を組み合わせて設る種類の感知器を組み合わせて設置する設計とす 置する設計とする。
ただし，発火性又は引火性の雰囲気を形成するおる。炎感知器は非アナログ式であるが，炎が発する赤
外線又は紫外線を感知するため，炎が生じた時点で それのある場所及び屋外等は，非アナログ式も含め感知することができ，火災の早期感知に優位性があ た組合せで設置する設計とする。炎感知器は非アナログ式であるが，炎が発する赤外線又は紫外線を感る。
知するため，炎が生じた時点で感知することができ，火災の早期感知に優位性がある。
(1) 一般エリア
一般エリアには、アナログ式の煙感知器（一部１号

a. 一般区画
一般区画は，アナログ式の煙感知器，アナログ式のa. 一般区域・区画
一般区域・区画は，アナログ式の煙感知器，アナロ及び２号炉共用、一部１号、２号、３号及び４号炉共 熱感知器，又は非アナログ式の炎感知器（赤外線）か グ式の熱感知器の異なる種類の感知器を組み合わせて設置する。
用）、アナログ式の熱感知器（一部１号及び２号炉共 ら異なる種類の感知器を組み合わせて設置する。
用、一部１号、２号、３号及び４号炉共用）又はアナ
ログ式でない炎感知器を組み合せて設置する設計とする。
b. 原子炉建屋オペレーティングフロア
原子炉建屋オペレーティングフロアは天井が高く

b. 原子炉建屋オペレーティングフロア
原子炉建屋オペレーティングフロアは天井が高く大空間となっているため，火災による熱が周囲に拡 大空間となっているため，火災による熱が周囲に拡散することから，熱感知器による感知は困難である。 散することから，熱感知器による感知は困難である。
このため，アナログ式の光電分離型煙感知器と非このため，アナログ式の光電分離型煙感知器と非アナログ式の炎感知器をそれぞれの監視範囲に火災 アナログ式の炎感知器をそれぞれの監視範囲に火災の検知に影響を及ぼす死角がないよう設置する設計 の検知に影響を及ぼす死角がないよう設置する設計
とする。

とする。

c. 原子炉格納容器
c. 原子炉格納容器(2) 原子炉格納容器
原子炉格納容器内は，アナログ式の煙感知器及び原子炉格納容器内には，アナログ式の煙感知器及原子炉格納容器には、アナログ式の煙感知器とア
熱感知器を設置する設計とする。
ナログ式の熱感知器を設置する設計とする。ただし、 び熱感知器を設置する設計とする。
運転中の原子炉格納容器は，閉鎖した状態で長期運転中の原子炉格納容器は，閉鎖した状態で長期
原子炉格納容器ループ室及び加圧器室については、
アナログ式でない防爆型の熱感知器を設置する。

間高温かつ高線量環境となることから，アナログ式 間高温かつ高線量環境となることから，アナログ式の火災感知器が故障する可能性がある。このため，通 の火災感知器が故障する可能性がある。このため，通常運転中，窒素ガス封入により不活性化し火災が発 常運転中，窒素封入による不活性化により火災が発生する可能性がない期間については，原子炉格納容 生する可能性がない期間については，原子炉格納容器内の火災感知器は，起動時の窒素ガス封入後に作 器内に設置する火災感知器は，原子炉起動時の窒素45/54

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先行プラント記載例（高浜 1 号炉）

新規制基準適合性確認比較表（設計基準対象施設）【対象項目：第四十一条

先行プラント記載例（柏崎）火災による損傷の防止】

変更（案）【凡例】赤色：新規制基準に伴う見直し
青色：記載適正化（先行プラント反映）
緑色：記載適正化（その他）
黒色：既許可分より変更なし

備考

動信号を除外する運用とし，プラント停止後に速や 封入後に作動信号を除外する運用とし，プラント停止後に速やかに取り替える設計とする。
かに取り替える設計とする。
d. 常設代替交流電源設備ケーブル敷設区域
第一ガスタービン発電機のケーブルは，屋外の一ｄ．蓄電池室
充電時に水素発生のおそれがある蓄電池室は，万部においては火災の発生するおそれがないようケー 一の水素濃度の上昇を考慮し，火災を早期に感知でブルを埋設して敷設し，その他の屋外部分について きるよう，非アナログ式の防爆型で，かつ固有の信号
はアナログ式の異なる 2 種類の感知器（炎感知器及 を発する異なる種類の煙感知器及び熱感知器を設置
び熱感知カメラ）を設置する設計とする。建屋内にお する設計とする。
いてはケーブルを敷設する火災区域又は火災区画にアナログ式の異なる 2 種の感知器（煙感知器及び熱 ｅ．軽油貯蔵タンク設置区域，可搬型設備用軽油タン
ク設置区域及び緊急時対策所発電機用燃料油貯蔵タ感知器）を設置する設計とする。
ンク設置区域e. 非常用ディーゼル発電機燃料移送系ケーブルト
レンチ

軽油貯蔵タンク，可搬型設備用軽油タンク及び緊急時対策所発電機用燃料油貯蔵タンク内部は，燃料非常用ディーゼル発電機燃料移送系ケーブルトレ の気化による引火性又は発火性の雰囲気を形成してンチは，ハッチからの雨水の浸入によって高湿度環 いる。このため，タンクマンホール内の空間部に非ア
境になりやすく，一般的な煙感知器による火災感知 ナログ式の防爆型熱感知器及び防爆型煙感知器を設に適さない。このため，防湿対策を施したアナログ式 置する設計とする。
の煙吸引式検出設備，及び湿気の影響を受けにくい
アナログ式の光ファイバケーブル式の熱感知器を設 ｆ．常設代替高圧電源装置置場及び海水ポンプ室
常設代替高圧電源装置置場及び海水ポンプ室は屋置する設計とする。
一方，以下に示す火災区域又は火災区画には，環境 外であるため，区域全体の火災を感知する必要があ
条件等を考慮し，上記とは異なる火災感知器を組み るが，火災による煙が周囲に拡散し煙感知器による合わせて設置する。

火災感知は困難であること，及び降水等の浸入により火災感知器の故障が想定されることから，アナロf. 蓄電池室

グ式の屋外仕様の熱感知カメラ，及び非アナログ式

充電時に水素発生のおそれがある蓄電池室は，万 の屋外仕様の炎感知器を監視範囲に死角がないよう
一の水素濃度の上昇を考慮し，火災を早期に感知で に設置する設計とする。
きるよう，非アナログ式の防爆型で，かつ固有の信号(3) 燃料油貯油そうエリアを発する異なる種類の煙感知器及び熱感知器を設置 ｇ．格納容器圧力逃がし装置フィルタ装置格納槽
格納容器圧力逃がし装置フィルタ装置格納槽は，する設計とする。
g. 常設代替交流電源設備（ガスタービン発電機一 原子炉建屋に隣接した鉄筋コンクリート製の地下格

燃料油貯油そうエリアには、アナログ式でない防 式，燃料地下タンク含む）設置区域，可搬型重大事故 納槽である。この区域で火災が発生した場合，煙は格
爆型の熱感知器とアナログ式でない防爆型の炎感知 等対処施設設置区域，モニタリング・ポスト用発電機 納槽内部に充満すると考えられることから煙感知器
区域，非常用ディーゼル発電機燃料移送系ポンプ区 による感知は可能である。格納容器圧力逃がし装置器を設置する設計とする。
域，5 号炉原子炉建屋緊急時対策所用可搬型電源設 が稼働した場合，フィルタ装置の温度上昇に伴い雰
囲気温度も上昇するが，その温度はアナログ式の熱中央制御室の中央制御盤内には、煙感知器を設置 備設置区域
常設代替交流電源設備（ガスタービン発電機一式， 感知器の使用範囲内である。以上により，異なる種類
する設計とする。
(4) 中央制御盤内

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先行プラント記載例（高浜 1 号炉）

新規制基準適合性確認比較表（設計基準対象施設）
先行プラント記載例（柏崎）【対象項目：第四十一条

火災による損傷の防止】

変更（案）【凡例】赤色：新規制基準に伴う見直し
青色：記載適正化（先行プラント反映）
緑色：記載適正化（その他）
黒色：既許可分より変更なし

備考

燃料地下タンク含む）設置区域，可搬型重大事故等対 の感知器として煙感知器と熱感知器を設置する設計
処施設設置区域，モニタリング・ポスト用発電機区 とする。
域，非常用ディーゼル発電機燃料移送系ポンプ区域，
5 号炉原子炉建屋緊急時対策所用可搬型電源設備設 ｈ．常設低圧代替注水系ポンプ設置区域及び緊急用
海水ポンプ設置区域
置区域は屋外開放であるため，区域全体の火災を感知する必要があるが，火災による煙は周囲に拡散し， 常設低圧代替注水系ポンプ設置区域及び緊急用海煙感知器による火災感知は困難である。また，降水等 水ポンプ設置区域は，原子炉建屋に隣接した鉄筋コ
ンクリート製の地下格納槽である。これらの区域での浸入により火災感知器の故障が想定される。
このため，アナログ式の屋外仕様の熱感知カメラ 火災が発生した場合，煙は格納槽内部に充満すると及び非アナログ式の屋外仕様の炎感知器をそれぞれ 考えられることから，煙感知器による感知は可能での監視範囲に火災の検知に影響を及ぼす死角がない あるため，異なる種類の感知器として煙感知器と熱感知器を設置する設計とする。
よう設置する設計とする。
h. 常設代替交流電源設備燃料地下タンク
常設代替交流電源設備設置区域には上述のとおり
炎感知器と熱感知カメラを設置する設計とする。これらに加えて，常設代替交流電源設備燃料地下タン
ク内部は燃料の気化による引火性又は発火性の雰囲気を形成していることから，タンク内部の空間部に非アナログ式の防爆型の熱感知器を設置する設計とする。
i. 格納容器フィルタベント設置区域
格納容器フィルタベント設置区域は，上部が外気に開放されていることから，当該区域で火災が発生した場合は，煙は屋外に拡散する。また，降水等の浸入により火災感知器の故障が想定される。このため，
当該区域に設置する機器の特性を考慮し，制御盤内にアナログ式の煙感知器を設置する設計とし，格納容器フィルタベント設置区域全体を感知する屋外仕様の炎感知器を設置する設計とする。
j. 非常用ディーゼル発電機軽油タンク区域
屋外開放の区域である非常用ディーゼル発電機軽油タンク区域は，火災による煙は周囲に拡散し，煙感
知器による火災感知は困難である。また，降水等の浸入により火災感知器の故障が想定される。さらに，軽油タンク内部は燃料の気化による引火性又は発火性の雰囲気を形成している。
このため，非常用ディーゼル発電機軽油タンク区
域には非アナログ式の屋外仕様の炎感知器を監視範囲に火災の検知に影響を及ぼす死角がないよう設置
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先行プラント記載例（高浜 1 号炉）

新規制基準適合性確認比較表（設計基準対象施設）【対象項目：第四十一条

先行プラント記載例（柏崎）火災による損傷の防止】

変更（案）【凡例】赤色：新規制基準に伴う見直し
青色：記載適正化（先行プラント反映）
緑色：記載適正化（その他）
黒色：既許可分より変更なし

備考

することに加え，タンク内部の空間部に防爆型の非アナログ式熱感知器を設置する設計とする。
k. 主蒸気管トンネル室
主蒸気管トンネル室については，通常運転中は高ｉ．主蒸気管トンネル室
放射線量が高い場所（主蒸気管トンネル室）にアナ

線量環境となることから，アナログ式の火災感知器 ログ式の火災感知器を設置する場合，放射線の影響を設置する場合，放射線の影響により火災感知器の により火災感知器の故障が想定される。このため，放故障が想定される。このため，放射線の影響を受けな 射線の影響を受けないよう検出器部位を当該区画外
いよう検出器部位を当該区画外に配置するアナログ に配置するアナログ式の煙吸引式検出設備を設置す
式の煙吸引式検出設備を設置する設計とする。加え る設計とする。加えて，放射線の影響を考慮した非アて，放射線の影響を考慮した非アナログ式の熱感知 ナログ式の熱感知器を設置する設計とする。
器を設置する設計とする。
l. 5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設
備ケーブル敷設区域
可搬型電源設備ケーブルの敷設区域のうち，電線管が屋外に露出する部分は，電線管にアナログ式の光ファイバケーブル式熱感知器を設置するとともに，屋外仕様の炎感知器を設置する。
また，火災により重大事故等対処施設としての機

また，火災により重大事故等対処施設としての機能への影響が考えにくい火災防護対象機器のみを設 能への影響が考えにくい火災防護対象機器のみを設けた火災区域又は火災区画については，消防法又は けた火災区域又は火災区画については，消防法又は建築基準法に基づく火災感知器を設置する設計とす 建築基準法に基づく火災感知器を設置する設計とする。
る。
10.5.2.3.3 消火設備
消火設備は、重大事故等対処施設を設置する火災(3) 消火設備
重大事故等対処施設を設置する火災区域又は火災(3) 消火設備
重大事故等対処施設を設置する火災区域又は火災

区域又は火災区画の火災を早期に消火するために、 区画の火災を早期に消火するために，すべての火災 区画の火災を早期に消火するために，すべての火災
区域の消火活動に対処できるように，
火災発生時の煙の充満等による消火活動が困難な火 区域の消火活動に対処できるように，「1.5.1.3.2 (12) 消火栓の配置」に基づき消火栓
災区域又は火災区画であるかを考慮し、以下のとお 「1.6.1.3.2. (12) 消火栓の配置」に基づき消火栓り設置する設計とする。

設備を設置する。

設備を設置する。

消火栓設備の系統構成を第 10.5－2 図に示す。
また、消火設備は、第 10.5.1.1 表に示す故障警報 消火栓設備の系統構成を第 10.5－1 図に示す。
また，その他の消火設備は，火災発生時の煙の充満
また，その他の消火設備は，火災発生時の煙の充満を、中央制御室に発する設計とする。
又は放射線の影響により消火活動が困難な火災区域 又は放射線の影響による消火活動が困難な火災区域
又は火災区画であるかを考慮し，以下のとおり設置 又は火災区画であるかを考慮し，以下のとおり設置する。
消火設備は，第 10.5－1 表に示す故障警報を中央制御室に発する設備を設置する。

する。
消火設備は，第 10.5－1 表に示す故障警報を中央制御室に発する設備を設置する。

a. 重大事故等対処施設を設置する火災区域又は火 ａ．重大事故等対処施設を設置する火災区域又は火災区画に設置する消火設備
災区画に設置する消火設備

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先行プラント記載例（高浜 1 号炉）

新規制基準適合性確認比較表（設計基準対象施設）
先行プラント記載例（柏崎）【対象項目：第四十一条

火災による損傷の防止】

変更（案）【凡例】赤色：新規制基準に伴う見直し
青色：記載適正化（先行プラント反映）
緑色：記載適正化（その他）
黒色：既許可分より変更なし

備考

10.5.2.3.3.1 重大事故等対処施設を設置する火災 (a) 火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により (a) 火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により消火活動が困難となる火災区域又は火災区画に設消火活動が困難となる火災区域又は火災区画に設区域又は火災区画に設置する消火設備
置する消火設備
置する消火設備(1) 火災発生時の煙の充満等により消火活動が困難
火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により火災発生時の煙の充満又は放射線の影響によ

火災発生時の煙の充満等により消火活動が困難と消火活動が困難となる火災区域又は火災区画には，り消火活動が困難となる火災区域又は火災区画になる火災区域又は火災区画には、自動消火設備又は自動又は中央制御室からの手動起動による消火設

は，自動又は手動起動による消火設備である全域 地下ケーブルトンネルは手動起動

手動操作による固定式消火設備であるスプリンクラー（一部１号及び２号炉共用）、ハロン消火設備（一備である全域ガス消火設備又は局所ガス消火設備を設置する。

ガス消火設備又は局所ガス消火設備を設置する。
全域ガス消火設備及び局所ガス消火設備の概要

部１号及び２号炉共用、一部１号、２号、３号及び４

全域ガス消火設備，局所ガス消火設備の概要図をとなる火災区域又は火災区画に設置する消火設備

号炉共用）、ケーブルトレイ消火設備、二酸化炭素消図を第 10.5－3 図に示す。

第 10.5－2 図に示す。

火設備、エアロゾル消火設備を設置する設計とする。
スプリンクラーの概要図を第 10.5.1.2 図、ハロン
消火設備の概要図を第 10.5.1.3 図、二酸化炭素消火設備の概要図を第 10.5.1.4 図、第 10.5.1.5 図に示す。
ただし、以下の火災区域又は火災区画は、上記と異なる消火設備を設置する。

ただし，以下に示す火災区域又は火災区画につい

ただし，以下に示す火災区域又は火災区画については上記と異なる消火設備を設置する設計とし，非 ては上記と異なる消火設備を設置する設計とし，非常用ディーゼル発電機室及び非常用ディーゼル発電 常用ディーゼル発電機室及び非常用ディーゼル発電機燃料ディタンク室は，二酸化炭素消火設備を設置 機燃料デイタンク室及び緊急時対策所用発電機室
は，二酸化炭素消火設備を設置する。
原子炉格納容器は、消火器、消火栓で消火を行う する。
原子炉建屋通路部は，火災発生時の煙の充満又は原子炉建屋通路部及びオペレーティングフロアにとともに、淡水タンク及び燃料取替用水タンクを水
放射線の影響により消火活動が困難となる可能性が源とする原子炉格納容器スプレイ設備を設置する は，局所ガス消火設備及び消火器を設置する。
a. 原子炉格納容器設計とする。

火災により重大事故等対処施設の機能へ影響を及 否定できないことから，通路部等に設置される油内
ぼすおそれが考えにくい火災区域又は火災区画に 包機器等可燃物となるものに対しては，自動又は手 記載の適正化
は，消防法又は建築基準法に基づく消火設備を設置 動起動による固定式消火設備であるハロゲン化物自動消火設備（局所）を設置する設計とする。
する。
火災により重大事故等対処施設の機能へ影響を及
ぼすおそれが考えにくい火災区域又は火災区画には，消防法又は建築基準法に基づく消火設備を設置する。

(2) 火災発生時の煙の充満等により消火活動が困難 (b) 火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により (b) 火災発生時の煙の充満又は放射線の影響によとはならない火災区域又は火災区画に設置する消 消火活動が困難とならない火災区域又は火災区画に り消火活動が困難とならない火災区域又は火災区画に設置する消火設備
設置する消火設備
火設備
ⅰ. 中央制御室，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所 ⅰ）中央制御室，緊急時対策所
火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により消中央制御室は、消火器、二酸化炭素消火器で消 （対策本部）
火災発生時の煙の充満又は放射線の影響により消 火活動が困難とならない中央制御室，緊急時対策所
火を行う設計とする。

a. 中央制御室

火活動が困難とならない中央制御室，5 号炉原子炉 には，消火器を設置する。また，中央制御室制御盤内49/54

：前回提出版からの変更点

東海第二発電所
先行プラント記載例（高浜 1 号炉）

新規制基準適合性確認比較表（設計基準対象施設）【対象項目：第四十一条

先行プラント記載例（柏崎）火災による損傷の防止】

変更（案）【凡例】赤色：新規制基準に伴う見直し
青色：記載適正化（先行プラント反映）
緑色：記載適正化（その他）
黒色：既許可分より変更なし

備考

建屋内緊急時対策所（対策本部）には，消火器を設置 の火災については，電気機器への影響がない二酸化使用済燃料ピット及び新燃料貯蔵庫エリアは、 する。中央制御室床下フリーアクセスフロアは，中央 炭素消火器で消火を行う。なお，中央制御室床下コン

b. 使用済燃料ピット及び新燃料貯蔵庫エリア

制御室からの手動操作により早期の起動が可能な固 クリートピットは，中央制御室からの手動操作によっても起動が可能なハロゲン化物自動消火設備（局c. 屋外タンクエリア、海水ポンプ室及び空冷式非 定式ガス消火設備を設置する設計とする。
所）を設置する設計とする。
常用発電装置エリア
消火器、消火栓で消火を行う設計とする。

屋外タンクエリア、海水ポンプ室及び空冷式非緊急時対策所は，中央制御室の運転員あるいは監

常用発電装置エリアは、消火器、消火栓で消火を行う設計とする。

視所の警備員により，粉末消火器または二酸化炭素
消火器で消火を行う設計とする。

なお、海水ポンプには、「10.5.1.3.4 火災の影ⅱ) 原子炉格納容器
響軽減のための対策設備」として、二酸化炭素消 ⅱ. 原子炉格納容器
原子炉格納容器について，起動中においてはエア
原子炉格納容器について，起動中においては所員
火設備を設置する。
用エアロック室及びその近傍の通路に必要な消火能 ロック近傍に必要な消火能力を満足する消火器を設
d. 燃料油貯油そうエリア
燃料油貯油そうエリアは、消火器で消火を行う設 力を満足する消火器を設置し，低温停止中において 置し，低温停止中においては原子炉格納容器内の各は原子炉格納容器内の各フロアに必要な消火能力を フロアに必要な消火能力を満足する消火器を設置す計とする。
る。
満足する消火器を設置する。
e. 内部スプレクーラ室
内部スプレクーラ室は、消火器、消火栓で消火を行う設計とする。
f. 主蒸気管ヘッダ室

ⅲ. 可燃物が少ない火災区域又は火災区画
可燃物が少ない火災区域又は火災区画には，消火

主蒸気管ヘッダ室は、消火器、消火栓で消火を行う 器を設置する。

ⅲ) 可燃物が少ない火災区域又は火災区画
可燃物が少ない火災区域又は火災区画には，消火器を設置する。

設計とする。
g. 余熱除去クーラ室
余熱除去クーラ室は、消火器、消火栓で消火を行う
設計とする。

ⅳ. 屋外の火災区域
屋外の火災区域については，消火器又は移動式消火設備により消火を行う設計とする。

ⅳ) 屋外の火災区域
屋外の火災区域については，消火器又は移動式消火設備により消火を行う設計とする。

h. 体積制御タンク室
体積制御タンク室は、消火器、消火栓で消火を行う
設計とする。
10.5.2.4 主要仕様
10.5.2.4.1 火災感知設備
火災感知設備の火災感知器の種類を第 10.5.1.2
表に示す。
10.5.2.4.2 消火設備
消火設備の概略仕様を第 10.5.1.3 表に示す。

50/54

：前回提出版からの変更点

東海第二発電所
先行プラント記載例（高浜 1 号炉）

新規制基準適合性確認比較表（設計基準対象施設）【対象項目：第四十一条

先行プラント記載例（柏崎）火災による損傷の防止】変更（案）10.5.2.5 試験検査

10.5.2.5 試験検査

10.5.2.5 試験検査

10.5.2.5.1 火災感知設備(1) 火災感知設備(1) 火災感知設備「10.5.1.5.1 火災感知設備」の基本方針を適用す「10.5.1.5(1) 火災感知設備」の基本方針を適用す「10.5.1.5(1) 火災感知設備」の基本方針を適用す

る。

る。

る。

10.5.2.5.2 消火設備
「10.5.1.5.2 消火設備」の基本方針を適用する。

(2) 消火設備「10.5.1.5(2) 消火設備」の基本方針を適用する。

「10.5.1.5(2) 消火設備」の基本方針を適用する。

10.5.2.6 体制「10.5.1.6 体制」の基本方針を適用する。

10.5.2.6 体制「10.5.1.6 体制」の基本方針を適用する。

10.5.2.7 手順等

10.5.2.7 手順等

10.5.2.7 手順等

火災防護計画には，計画を遂行するための体制，責備考(2) 消火設備

10.5.2.6 体制「10.5.1.6 体制」の基本方針を適用する。

火災防護計画には、計画を遂行するための体制、責【凡例】赤色：新規制基準に伴う見直し
青色：記載適正化（先行プラント反映）
緑色：記載適正化（その他）
黒色：既許可分より変更なし

火災防護計画には，計画を遂行するための体制，責任の所在、責任者の権限、体制の運営管理、必要な要 任の所在，責任者の権限，体制の運営管理，必要な要 任の所在，責任者の権限，体制の運営管理，必要な要員の確保及び教育訓練並びに火災防護対策を実施す 員の確保及び教育訓練並びに火災防護対策を実施す 員の確保及び教育訓練並びに火災防護対策を実施す
るために必要な手順について定めるとともに、重大 るために必要な手順について定める。また，重大事故 るために必要な手順について定める。また，重大事故事故等対処施設を火災から防護するため、火災区域 等対処施設を火災から防護するため，火災区域及び 等対処施設を火災から防護するため，火災区域及び及び火災区画を考慮した火災の発生防止、火災の早 火災区画を考慮した火災の発生防止，火災の早期感 火災区画を考慮した火災の発生防止，火災の早期感
期感知及び消火のそれぞれの深層防護の概念に基づ 知及び消火のそれぞれの深層防護の概念に基づく火 知及び消火のそれぞれの深層防護の概念に基づく火災防護対策等について定める。
く火災防護対策等について定めるが、このうち、火災 災防護対策等について定める。
このうち，火災防護対策を実施するために必要な
このうち，火災防護対策を実施するために必要な防護対策を実施するために必要な手順の主なものを
手順の主なものを以下に示す。
手順の主なものを以下に示す。
以下に示す。
(1) 火災が発生していない平常時の対応において (1) 火災が発生していない平常時の対応において (1) 火災が発生していない平常時の対応においては，以下の手順を整備し，操作を行う。
は，以下の手順を整備し，操作を行う。
は、以下の手順を整備し、的確に操作を行う。
ａ．中央制御室内の巡視点検によって，火災が発生
a. 中央制御室内の巡視点検によって，火災が発生
a. 火災が発生していないこと及び火災感知設備に異常がないことを火災受信機盤で常時監視する。

していないこと及び火災感知設備に異常がない

していないこと及び火災感知設備に異常がない

ことを火災受信機盤で確認する。

ことを火災受信機盤で確認する。

b. 消火設備の故障警報が発信した場合には、中央

b. 消火設備の故障警報が発信した場合には，中央

ｂ．消火設備の故障警報が発信した場合には，中央制御室及び必要な現場の制御盤の警報を確認す

制御室及び必要な現場の制御盤の警報を確認す

制御室及び必要な現場の制御盤の警報を確認するとともに、消火設備が故障している場合には、るとともに，消火設備が故障している場合には，るとともに，消火設備が故障している場合には，早期に必要な補修を行う。

早期に必要な補修を行う。

早期に必要な補修を行う。

(2) 消火設備のうち、自動消火設備を設置する火災 (2) 消火設備のうち，自動消火設備を設置する火災 (2) 消火設備のうち，自動消火設備を設置する火災
区域又は火災区画における火災発生時の対応にお区域又は火災区画における火災発生時の対応にお区域又は火災区画における火災発生時の対応においては、以下の手順を整備し、的確に操作を行う。 いては，以下の手順を整備し，操作を行う。
いては，以下の手順を整備し，操作を行う。
a. 火災感知器が作動した場合は、火災区域又は火 a. 火災感知器が作動した場合は，火災区域又は火災 ａ．火災感知器が作動した場合は，火災区域又は火災災区画からの退避警報、自動消火設備の動作状況

区画からの退避警報及び自動消火設備の作動状況

区画からの退避警報及び自動消火設備の作動状況を確認する。

を確認する。

を確認する。

b. 自動消火設備の動作後は、消火状況の確認、消 b. 自動消火設備の作動後は，消火状況の確認，プラ ｂ．自動消火設備の作動後は，消火状況の確認，プラ
ント運転状況の確認等を行う。
火状況を踏まえた消火活動の実施、プラント運転
ント運転状況の確認等を行う。
状況の確認等を行う。

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：前回提出版からの変更点

東海第二発電所
先行プラント記載例（高浜 1 号炉）

新規制基準適合性確認比較表（設計基準対象施設）【対象項目：第四十一条

先行プラント記載例（柏崎）火災による損傷の防止】

変更（案）【凡例】赤色：新規制基準に伴う見直し
青色：記載適正化（先行プラント反映）
緑色：記載適正化（その他）
黒色：既許可分より変更なし

備考(3) 消火設備のうち、手動操作による固定式消火設 (3) 消火設備のうち，手動操作による固定式消火設 (3) 消火設備のうち，手動操作による固定式消火設
備を設置する火災区域又は火災区画における火災備を設置する火災区域又は火災区画における火災備を設置する火災区域又は火災区画における火災発生時の対応においては，以下の手順を整備し，操発生時の対応においては，以下の手順を整備し，操発生時の対応においては、以下の手順を整備し、的確に操作を行う。

作を行う。

作を行う。

a. 火災感知器が作動し、火災を確認した場合は、 a. 火災感知器が作動し，火災を確認した場合は，初 ａ．火災感知器が作動し，火災を確認した場合は，初期消火活動を行う。
期消火活動を行う。
消火活動を行う。
b. 消火が困難な場合は、職員の退避を確認後、固 b. 消火が困難な場合は，職員の退避を確認後，固定 ｂ．消火が困難な場合は，職員の退避を確認後，固定式消火設備を手動操作により作動させ，作動状況
式消火設備を手動操作により作動させ，作動状況
定式消火設備を手動操作により動作させ、動作状
況の確認、消火状況の確認、プラント運転状況のの確認，消火状況の確認，プラント運転状況の確認の確認，消火状況の確認，プラント運転状況の確認

確認等を行う。

等を行う。

等を行う。

(4) 原子炉格納容器内における火災発生時の対応に (4) 原子炉格納容器内における火災発生時の対応に (4) 原子炉格納容器内における火災発生時の対応に
おいては，以下の手順を整備し，操作を行う。
おいては，以下の手順を整備し，操作を行う。
おいては、以下の手順を整備し、的確に操作を行
a. 原子炉格納容器内の火災の早期感知及び消火を ａ．原子炉格納容器内の火災の早期感知及び消火をう。
a. 当直課長が局所火災と判断し、かつ、原子炉格
納容器内への進入が可能であると判断した場合図るために，低温停止中，起動中の火災発生に対す図るために，低温停止中，起動中の火災発生に対する消火戦略を整備し，訓練を実施する。

る消火戦略を整備し，訓練を実施する。

は、消火器、消火栓による消火活動を実施すると b. 起動中の原子炉格納容器内の火災感知器が発報 ｂ．起動中の原子炉格納容器内の火災感知器が発報した場合には，プラントを停止するとともに，消火ともに、消火状況の確認、プラント運転状況の確した場合には，プラントを停止するとともに，消戦略に基づき原子炉格納容器内への進入の可否を認等を行う。
火戦略に基づき原子炉格納容器内への進入の可否
b. 当直課長が原子炉格納容器内へ進入できないと判断し，消火活動を行う。なお，原子炉格納容器内を判断し，消火活動を行う。なお，原子炉格納容

判断した場合又は広範囲な火災と判断した場合

点検終了後から窒素ガス置換完了までの間で原子器内点検終了後から窒素置換完了までの間で原子は、プラントを停止するとともに、原子炉格納容

炉格納容器内の火災が発生した場合には，火災に炉格納容器内の火災が発生した場合には，火災に器スプレイ設備を使用した消火を実施し、消火状よる延焼防止の観点から窒素ガス封入作業を継続

よる延焼防止の観点から窒素封入作業の継続によ況の確認、プラント運転状況の確認等を行う。

し，原子炉格納容器内の等価火災時間が経過した

る窒息消火又は窒素封入作業を中止し，早期の消後に開放し現場確認を行う。

火活動を実施する。

(5) 中央制御盤内における火災発生時の対応におい (5) 中央制御室内における火災発生時の対応におい (5) 中央制御室内における火災発生時の対応においては，以下の手順を整備し，操作を行う。
ては、以下の手順を整備し、的確に操作を行う。
ては，以下の手順を整備し，操作を行う。
a. 煙感知器、熱感知器及び中央制御盤内の煙感知 a. 火災感知器，高感度煙感知器により火災を感知 ａ．火災感知器，高感度煙感知器により火災を感知
器により感知した火災は、常駐する運転員が消火し，火災を確認した場合は，常駐する運転員によりし，火災を確認した場合は，常駐する運転員により器による消火活動を行い、消火状況の確認等を行

制御盤内では二酸化炭素消火，それ以外では消火制御盤内では二酸化炭素消火，それ以外では消火う。

器を用いた初期消火活動，プラント運転状況の確器を用いた初期消火活動，プラント運転状況の確認等を行う。
認等を行う。
b. 煙の充満により運転操作に支障がある場合は、 b. 煙の充満により運転操作に支障がある場合は，火 ｂ．煙の充満により運転操作に支障がある場合は，火災発生時の煙を排気するため，排煙設備を起動す
火災発生時の煙を排気するため、換気空調設備の災発生時の煙を排気するため，排煙設備を起動す
換気モードの切替えを行い排煙する。

る。

る。

(6) 水素濃度検知器を設置する火災区域又は火災区 (6) 水素濃度検出器を設置する火災区域又は火災区 (6) 水素濃度検出器を設置する火災区域又は火災区画における水素濃度上昇時の対応として，換気設
画における水素濃度上昇時の対応として、換気空画における水素濃度上昇時の対応として，換気設
備の運転状態の確認，換気設備の追加起動等を実
調設備の運転状態の確認及び換気空調設備の切替
備の運転状態の確認，換気設備の追加起動等を実えを実施する手順を整備し、的確に操作を行う。

施する手順を整備し，操作を行う。

施する手順を整備し，操作を行う。

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：前回提出版からの変更点

東海第二発電所
先行プラント記載例（高浜 1 号炉）

新規制基準適合性確認比較表（設計基準対象施設）
先行プラント記載例（柏崎）【対象項目：第四十一条

火災による損傷の防止】

変更（案）【凡例】赤色：新規制基準に伴う見直し
青色：記載適正化（先行プラント反映）
緑色：記載適正化（その他）
黒色：既許可分より変更なし

備考(7) 火災発生時の煙の充満により消火活動に支障が (7) 火災発生時の消火戦略を整備し，訓練を実施す (7) 火災発生時の消火戦略を整備し，訓練を実施する。
る。
ある場合を考慮し、ポンプ室の消火活動時には、可搬式の排風機を準備することを定めた手順を整備し、的確に操作を行う。
(8) 屋外消火配管の凍結防止対策の対応として、外 (8) 可燃物の持込み状況，防火扉の状態，火災の原因 (8) 可燃物の持込み状況，防火扉の状態，火災の原因となり得る過熱や引火性液体の漏えい等を監視すとなり得る，過熱や引火性液体の漏えい等を監視
気温度が約 0℃まで低下した場合は、屋外消火栓を微開し通水する手順を整備し、的確に操作を行う。 するための監視手順を定め，防火監視を実施する。 るための監視手順を定め，防火監視を実施する。
(9) 消火用水供給系の水源は、消火用水の最大放水量に対して十分な容量を確保する運用を行うこと (9) 火気作業における火災発生防止及び火災発生時 (9) 火気作業における火災発生防止及び火災発生時を定めた手順を整備し、的確に操作を行う。

の規模の局限化，影響軽減を目的とした火気作業の規模の局限化，影響軽減を目的とした火気作業(10) 可燃物の状況を踏まえて消火活動が困難にな管理手順について定め，これを実施する。火気作業

管理手順について定め，これを実施する。火気作業

管理手順には，以下を含める。

管理手順には，以下を含める。

らないとした火災区域又は火災区画における点検等で使用する資機材（可燃物）の持込みと保管に係 a. 火気作業における作業体制
b. 火気作業前の確認事項
る手順を整備し、的確に実施する。

ａ．火気作業における作業体制
ｂ．火気作業前の確認事項(11) 火災の発生を防止するために、火災区域又は火 c. 火気作業中の留意事項（火気作業時の養生，消火 ｃ．火気作業中の留意事項（火気作業時の養生，消火器等の配備，監視人の配置等）
器等の配備，監視人の配置等）
災区画における溶接等の火気作業に対する以下のｄ．火気作業後の確認事項（残り火の確認等）
d. 火気作業後の確認事項（残り火の確認等）
手順を整備し、的確に実施する。
e. 安全上重要と判断された区域における火気作業 ｅ．安全上重要と判断された区域における火気作業の管理の管理
b. 火気作業時の養生、消火器等の配備、監視人の配
f. 火気作業養生材に関する事項（不燃シートの使用 ｆ．火気作業養生材に関する事項（不燃シートの使用
置等
a. 火気作業前の計画策定(12) 火災防護に必要な設備は、機能を維持するた等）

め、計画に基づき適切に保守管理を実施するとと g. 仮設ケーブル（電工ドラム含む）の使用制限
もに、必要に応じ補修を行う。また、重大事故等対 h. 火気作業に関する教育等）
ｇ．仮設ケーブル（電工ドラム含む）の使用制限
ｈ．火気作業に関する教育処施設に使用する非難燃ケーブルに対して複合体 (10)火災防護設備は，その機能を維持するため，保守 (10)火災防護設備は，その機能を維持するため，保守計画に基づき適切に保守管理，点検を実施すると 計画に基づき適切に保守管理，点検を実施するととを形成する施工においては、実証試験で難燃性能もに，必要に応じ補修を行う。
ともに，必要に応じ補修を行う。
を確認した設計に基づく施工計画を作成し実施する。
(13) 重大事故等対処施設に使用する高圧電力及び低圧電力ケーブルのうち、防火シートによる複合体を形成して使用する非難燃ケーブルは、短絡又は地絡に起因する過電流による発火リスク低減を図るため、適切な保守管理を実施するとともに、必要に応じ難燃ケーブルへ引き替えを行う。

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：前回提出版からの変更点

東海第二発電所
先行プラント記載例（高浜 1 号炉）

新規制基準適合性確認比較表（設計基準対象施設）
先行プラント記載例（柏崎）【対象項目：第四十一条

火災による損傷の防止】

変更（案）【凡例】赤色：新規制基準に伴う見直し
青色：記載適正化（先行プラント反映）
緑色：記載適正化（その他）
黒色：既許可分より変更なし

備考(14) 原子炉施設内の火災区域又は火災区画に設置 (11)発電用原子炉施設内の火災区域又は火災区画に (11)発電用原子炉施設内の火災区域又は火災区画に設置される重大事故等対処施設を火災から防護す設置される重大事故等対処施設を火災から防護す
される重大事故等対処施設を火災から防護するこることを目的として，以下のとおり教育・訓練を定ることを目的として，以下のとおり教育・訓練を定とを目的として、火災から防護すべき機器等、火災の発生防止、火災の感知及び消火のそれぞれを考め，これを実施する。

め，これを実施する。

慮した以下の教育を、定期的に実施する。
a. 火災区域及び火災区画の設定
b. 火災から防護すべき重大事故等対処施設
c. 火災の発生防止対策
d. 火災感知設備
e. 消火設備

a. 防火・防災管理者及びその代行者は，消防機関が ａ．防火・防災管理者及びその代行者は，消防機関が行う講習会及び研修会等に参加する。
行う講習会及び研修会等に参加する。
b. 自衛消防隊に係る訓練として総合消防訓練，初期 ｂ．自衛消防隊に係る訓練として総合消防訓練，初期対応訓練，火災対応訓練等を定める。

対応訓練，火災対応訓練等を定める。

c. 所員に対して，火災の発生防止，火災の感知及び ｃ．所員に対して，火災の発生防止，火災の感知及び消火を考慮し，火災防護関連法令・規程類等，火災 消火を考慮し，火災防護関連法令・規程類等，火災発発生時における対応手順，可燃物及び火気作業に 生時における対応手順，可燃物及び火気作業に関す関する運営管理，危険物（液体，気体）の漏えい・ る運営管理，危険物（液体，気体）の漏えい・流出時
流出時の措置に関する教育を行うことを定める。

の措置に関する教育を行うことを定める。

(15) 原子炉施設内の火災区域又は火災区画に設置される重大事故等対処施設を火災から防護することを目的として、消火器及び消火栓による消火活動等について、消火要員による消防訓練、総合的な訓練及び運転員による運転操作等の訓練を、定期的に実施する。

54/54

玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４３条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉
1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針

備考

東海第二発電所

1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針

発電用原子炉施設は、重大事故に至るおそれがある事故が発生した場合において、炉心、使用発電用原子炉施設は，重大事故に至るおそれがある事故が発生した場合において，炉心，使用済燃料ピット内の燃料体等及び運転停止中における原子炉の燃料体の著しい損傷を防止するため済燃料プール内の燃料体等及び運転停止中における原子炉の燃料体の著しい損傷を防止するために、また、重大事故が発生した場合においても、原子炉格納容器の破損及び発電所外への放射性に，また，重大事故が発生した場合においても，原子炉格納容器の破損及び発電所外への放射性物質の異常な放出を防止するために必要な措置を講じた設計とする。

物質の異常な放出を防止するために重大事故等対処設備を設ける。
これらの設備については，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。）までを含むものとする。

■設備名称の相違■先行 BWR プラントの記載を反映
・先行 PWR プラントにおいても水源，流路も含めて SA 設備としている。

重大事故等対処設備については、種別として常設のものと可搬型のものがあるが、以下の通り

重大事故等対処設備については，種別として常設のものと可搬型のものがあるが，以下のとお分類する。

り分類する。

(1)重大事故等対処設備のうち常設のもの(常設重大事故等対処設備)(1) 常設重大事故等対処設備
重大事故等対処設備のうち常設のもの

a. 常設重大事故防止設備
重大事故防止設備のうち常設のもの。「1.4.2.2重大事故等対処設備の設備分類」の「(1)常設重大事故防止設備」に同じ。

ａ．常設重大事故防止設備■記載表現の相違（先行 BWR プラントと同様）
・先行 PWR プラントの「1.4.2.2 重大事故等対処設備の設備分類」の「(1)常設重大事

重大事故に至るおそれがある事故が発生した場合であって，設計基準事故対処設備の安全故防止設備」においては，「重大事故等対機能又は使用済燃料プールの冷却機能若しくは注水機能が喪失した場合において，その喪失

処設備のうち，重大事故に至るおそれがした機能（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に限る。）を代替ある事故が発生した場合であって，設計することにより重大事故の発生を防止する機能を有する設備（重大事故防止設備）のうち，基準事故対処設備の安全機能又は使用済

常設のもの

燃料プールの冷却機能若しくは注水機能が喪失した場合において，その喪失した機能（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に限る。）を代替することにより重大事故の発生を防止する機能を有する設備であって常設のもの」となっている。

(a) 常設耐震重要重大事故防止設備a.であって耐震重要施設に属する設計基準事故対処設備が有する機能を代替するもの。

ｂ．常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故防止設備であって，耐震重要施設（耐震Sクラス施設）に属する設計基準事故
対処設備が有する機能を代替するもの(b) 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

・第 1.1.7－1 表でも，先行 PWR プラントのa.であって(a)以外のもの。
b. 常設重大事故緩和設備
重大事故緩和設備のうち常設のもの。「1.4.2.2重大事故等対処設備の設備分類」の「(2)常設重大事故緩和設備」に同じ。

・先行 BWR の記載と整合。

(b)に該当する分類をしていない。

ｃ．常設重大事故緩和設備

・先行 PWR プラントの「1.4.2.2 重大事故等

重大事故等対処設備のうち，重大事故が発生した場合において，当該重大事故の拡大を防対処設備の設備分類」の「(2)常設重大事

止し，又はその影響を緩和するための機能を有する設備（重大事故緩和設備）のうち，常設

故緩和設備」においては，「重大事故等対のもの

処設備のうち，重大事故が発生した場合において，当該重大事故の拡大を防止し，又はその影響を緩和するための機能を有

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玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４３条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

備考

東海第二発電所する設備であって常設のもの」となっている。

c. 常設重大事故等対処設備(防止・緩和以外)
常設重大事故等対処設備のうちa.b.以外の常設設備で、防止又は緩和の機能がないもの。

ｄ．常設重大事故等対処設備のうち防止でも緩和でもない設備
常設重大事故等対処設備のうち，上記ａ．，ｂ．，ｃ．以外の常設設備で，防止又は緩和の機能がないもの■《先行 BWR プラントとの相違点》
・先行 BWR プラントと同様の定義で分類している。なお，先行 BWR プラントでは，重大事故等時に期待する DB 設備を「重大事故防止設備（設計基準拡張）
」
，
「重大事故
緩和設備（設計基準拡張）」として定義している。東二では，重大事故等時に期待する DB 設備を SA 設備（a.）と分類する。

(2)重大事故等対処設備のうち可搬型のもの
a. 可搬型重大事故等対処設備(2) 可搬型重大事故等対処設備
重大事故等対処設備のうち可搬型のもの

重大事故等対処設備であって可搬型のもの。「1.4.2.2重大事故等対処設備の設備分類」の「(3)可搬型重大事故等対処設備」に同じ。

・先行 BWR プラントと同様に可搬型重大事
故等対処設備の分類について，条文要求

ｅ．可搬型重大事故防止設備
重大事故防止設備のうち可搬型のもの
ｆ．可搬型重大事故緩和設備
重大事故緩和設備のうち可搬型のもの
ｇ．可搬型重大事故等対処設備のうち防止でも緩和でもない設備
可搬型重大事故等対処設備のうち，上記ｅ．，ｆ.以外の可搬型設備で，防止又は緩和の機能がないもの重大事故等対処設備の種別、設備分類、重大事故等クラスを第1.1.1表に示す。

■記載方針の相違

主要な重大事故等対処設備の設備種別及び設備分類を第1.1.7－1 表に示す。

事項及び常設重大事故等対処設備の分類との整合を図り，細分化した。
先行 PWR プラントの「1.4.2.2 重大事故等対処設備の設備分類」の「(3) 可搬型重大事故等対処設備」においては，「重大事故等対処設備のうち可搬型のもの」となっている。

■記載表現の相違
・表中では主要設備を示す。

常設重大事故防止設備及び可搬型重大事故等対処設備のうち防止機能を持つものについて
は、重大事故等対処設備が代替する機能を有する設計基準事故対処設備とその耐震重要度分類

常設重大事故防止設備及び可搬型重大事故防止設備については，当該設備が機能を代替する設計基準対象施設とその耐震重要度分類を併せて示す。

を併せて示す。

■記載方針の相違
・先行 BWR プラントと同様に計基準事故対処設備以外の設備の機能を代替する SA 設
備があるため，設計基準対象施設とした。
例：燃料プール冷却浄化系ポンプ

また，主要な重大事故等対処設備の設置場所及び保管場所を第 1.1.7－1 図から第 1.1.7－14 図 ■記載箇所の相違に示す。

・先行 PWR プラントは，1.1.7(1)ａ．
（5/22）に記載

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基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４３条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉
1.1.7.1 多様性、位置的分散、悪影響防止等

1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等(1) 多様性、位置的分散(1) 多様性，位置的分散

共通要因としては、環境条件、自然現象、発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因とな

共通要因としては，環境条件，自然現象，発電所敷地又はその周辺において想定される発電

るおそれがある事象であって人為によるもの(以下「外部人為事象」という。)、溢水、火災及用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人為によるもの（以びサポート系の故障を考慮する。

下「外部人為事象」という。
），溢水，火災及びサポート系の故障を考慮する。

自然現象については、地震、津波、洪水、風(台風)、竜巻、凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、火山の影響、生物学的事象、森林火災及び高潮を考慮する。

備考

東海第二発電所

自然現象については，地震，津波，洪水，風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象，森林火災及び高潮を考慮する。

■記載表現の相違
・先行 BWR プラントの記載を反映■《先行 BWR プラントとの相違点》
・先行 BWR プラントでは，抽出理由等を記載しているが，東二は，他条文で実施した事
象抽出の結果を反映している（先行 PWR プ
ラントと同様）。

自然現象による荷重の組合せについては、地震、津波、風(台風)、積雪及び火山の影響による荷重の組合せを考慮する。

自然現象による荷重の組合せについては，地震，津波，風（台風），積雪及び火山の影響による組合せを考慮する。

■《先行 BWR プラントとの相違点》
・先行 BWR プラントでは，津波，風（台風）の組合せを考慮していない。東二の設計
基準における組合せの考え方（先行 PWR プ
ラント同様）に従って記載。

外部人為事象については、飛来物(航空機落下等)、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、外部人為事象については，飛来物（航空機落下等），ダムの崩壊，爆発，近隣工場等の火

有毒ガス、船舶の衝突、電磁的障害及び故意による大型航空機の衝突その他テロリズムを考慮

災，有毒ガス，船舶の衝突，電磁的障害及び故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムする。

を考慮する。

故意による大型航空機衝突その他のテロリズムについては、可搬型重大事故等対処設備による対策を講じることとする。

故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムについては，可搬型重大事故等対処設備による対策を講じることとする。

■用語の統一・大型航空機の衝突その他のテロリズム■《先行 BWR プラントとの相違点》
・先行 BWR プラントでは，抽出理由等を記載しているが，東二は，他条文で実施した事
象抽出の結果を反映している（先行 PWR プ
ラントと同様）。

建屋及び地中の配管ダクトについては、地震、津波、火災及び外部からの衝撃による損傷を防止できる設計とする。

建屋等及び地中の配管トレンチについては，地震，津波，火災及び外部からの衝撃による損傷を防止できる設計とする。

設備の相違／記載表現の相違（※2）
・建屋：原子炉建屋（原子炉棟／付属棟），
緊急時対策所・建屋等の「等」：常設代替高圧電源装置置
場，格納容器圧力逃がし装置格納槽，常設
低圧代替系格納槽，緊急用海水ポンプピ
ット
・地中の配管トレンチ：建屋等から原子炉建屋までの配管トレンチ（原子炉建屋西側
接続口格納槽を含む）

サポート系の故障については、系統又は機器に供給される電力、空気、油、冷却水を考慮する。

サポート系の故障については，系統又は機器に供給される電力，空気，油，冷却水を考慮す

記載箇所の整合る。

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基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４３条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉
重大事故緩和設備についても、可能な限り多様性を有し、位置的分散を図ることを考慮す

備考

東海第二発電所

重大事故緩和設備についても，可能な限り多様性を有し，位置的分散を図ることを考慮す

記載の適正化：（旧）重大事故等対処設備

る。

る。
a. 常設重大事故等対処設備
常設重大事故防止設備は、設計基準事故対処設備の安全機能又は使用済燃料貯蔵槽の冷ａ．常設重大事故等対処設備
常設重大事故防止設備は，設計基準事故対処設備の安全機能又は使用済燃料プールの冷却機 ■設備名称の相違

却機能若しくは注水機能と共通要因によって同時にその機能が損なわれるおそれがないよ

能若しくは注水機能と共通要因によって同時にその機能が損なわれるおそれがないように，可記載の適正化：（旧）設計基準事故対処設備及う、可能な限り、多様性及び独立性を有し、位置的分散を図ることを考慮して適切な措置

能な限り多様性及び独立性を有し，位置的分散を図ることを考慮して適切な措置を講じる設計

び使用済燃料プールの冷却機能若しくはを講じる設計とする。ただし、常設重大事故防止設備のうち、計装設備について、重要代とする。ただし，常設重大事故防止設備のうち，計装設備については，重要代替監視パラメー

注水機能を有する設備(以下「設計基準事替監視パラメータ(当該パラメータの他のチャンネル又は他ループの計器を除く。)によるタ（当該パラメータの他のチャンネルの計器を除く。
）による推定を重要監視パラメータと異故対処設備等」という。)の安全機能推定は、重要監視パラメータと異なる物理量(水位、注水量等)又は測定原理とする等、重なる物理量（水位，注水量等）又は測定原理とすることで，重要監視パラメータに対して可能

58 条と用語の整合（「重要監視パラメータ」，

要監視パラメータに対して可能な限り多様性を持った方法により計測できる設計とする。

な限り多様性を持った方法により計測できる設計とする。重要代替監視パラメータは，重要監「重要代替監視パラメータ」）

重要代替監視パラメータは重要監視パラメータと可能な限り位置的分散を図る設計とす

視パラメータと可能な限り位置的分散を図る設計とする。

る。

■設備の相違ループ計器はＰＷＲプラント特異な計器(先行 BWR プラントも同様に記載していな
い)

環境条件に対しては、想定される重大事故等が発生した場合における温度、放射線、荷環境条件に対しては，重大事故等時の温度，放射線，荷重その他の使用条件において，常設 ■用語の統一（※1）

重その他の使用条件において、常設重大事故防止設備がその機能を確実に発揮できる設計

重大事故防止設備がその機能を確実に発揮できる設計とする。重大事故等時の環境条件におけ「想定される重大事故等が発生した場合」とする。重大事故等時の環境条件における健全性については「1.1.7.3環境条件等」に記載

る健全性については，「1.1.7.3 環境条件等」に記載する。風（台風）及び竜巻のうち風荷重，「重大事故等発生時」する。風(台風)及び竜巻のうち風荷重、凍結、降水、積雪、火山の影響並びに電磁的障害

凍結，降水，積雪，火山の影響並びに電磁的障害に対して常設重大事故防止設備は，環境条件に対して常設重大事故防止設備は、環境条件にて考慮し機能が損なわれない設計とする。

にて考慮し機能が損なわれない設計とする。

地震に対して常設重大事故防止設備は、「1.12原子炉設置変更許可申請に係る安全設計⇒「重大事故等時」（条文要求記載箇所は適用外）

地震に対して常設重大事故防止設備は，「1.9 原子炉設置変更許可申請に係る安全設計の方 ■《先行 BWR プラントとの相違点》の方針」に基づく地盤上に設置するとともに、地震、津波及び火災に対しては、「1.4.2重針」に基づく地盤上に設置するとともに，地震，津波及び火災に対しては，「1.3.2 重大事故

・先行 BWR プラントでは SA 設備（DB 拡張）

大事故等対処施設の耐震設計」、「1.5.2重大事故等対処施設の耐津波設計」及び「1.6.2

等対処施設の耐震設計」，「1.4.2 重大事故等対処施設の耐津波設計」及び「1.5.2 重大事故の地盤に関する項目を呼び出している

重大事故等対処施設の火災防護に関する基本方針」に基づく設計とする。

等対処施設の火災防護に関する基本方針」に基づく設計とする。

が，東二では SA 設備（DB 拡張）を定義しなかったため反映不要。

溢水に対しては、想定される溢水水位に対して機能を喪失しない位置に設置する。

設計方針の相違
BWR プラントは，PWR プラントに比べ想定する溢水量が多いことから，全ての機器を機能喪失しない位置に設置する方針ではな
く，位置的分散（区画分離）により防護する方針（先行 BWR プラントもこの記載はない）。
そのため，次の文章で記載する説明となる。

4／20

玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４３条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉
地震、津波、溢水及び火災に対して常設重大事故防止設備は、設計基準事故対処設備並

備考

東海第二発電所

地震，津波，溢水及び火災に対して常設重大事故防止設備は，設計基準事故対処設備並びにびに使用済燃料貯蔵槽の冷却設備及び注水設備(以下「設計基準事故対処設備等」とい

使用済燃料プールの冷却設備及び注水設備（以下「設計基準事故対処設備等」という。）と同 ■設備名称の相違う。)と同時に機能を損なうおそれがないように、可能な限り設計基準事故対処設備等と位時に機能を損なうおそれがないように，可能な限り設計基準事故対処設備等と位置的分散を図

置的分散を図る。

る。

風(台風)、竜巻、落雷、生物学的事象、森林火災、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガス

風（台風），竜巻，落雷，生物学的事象，森林火災，爆発，近隣工場等の火災及び有毒ガス

及び船舶の衝突に対しては、外部からの衝撃による損傷の防止が図られた施設内に設置すに対しては，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた建屋内に設置するか，又は設計基準

るか、又は設計基準事故対処設備等と同時にその機能が損なわれないよう、設計基準事故

事故対処設備等と同時にその機能が損なわれないように，設計基準事故対処設備等と位置的分対処設備等と位置的分散を図り、屋外に設置する。

散を図り，屋外に設置する。

落雷に対して大容量空冷式発電機は、避雷設備又は接地設備により防護する設計とする。

記載の適正化：（旧）設計基準事故対処設備

落雷に対して常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置は，避雷設備又は接地設備 ■設備名称の相違により防護する設計とする。

生物学的事象のうちネズミ等の小動物に対して屋外の常設重大事故防止設備は、侵入防

生物学的事象のうちネズミ等の小動物に対して屋外の常設重大事故防止設備は，侵入防止対止対策により重大事故等に対処するための必要な機能が損なわれるおそれのない設計とす策により重大事故等に対処するための必要な機能が損なわれるおそれのない設計とする。生物る。生物学的事象のうち、クラゲ等の海生生物からの影響を受けるおそれのある屋外の常学的事象のうちクラゲ等の海生生物からの影響を受けるおそれのある常設重大事故防止設備設重大事故防止設備は、多重性をもつ設計とする。

は，侵入防止対策により重大事故等に対処するための必要な機能が損なわれるおそれのない設 ■設計方針の相違計とする。

記載の適正化：（旧）安全機能・海生生物の影響に対しては，侵入防止策により対応する。
（先行 BWR プラントと同じ）

高潮に対して常設重大事故防止設備(非常用取水設備は除く。)は、高潮の影響を受けない敷地高さに設置する。
飛来物(航空機落下等)に対して常設重大事故防止設備は、設計基準事故対処設備等と同時にその機能が損なわれないよう、設計基準事故対処設備等と位置的分散を図り設置す高潮に対して常設重大事故防止設備（非常用取水設備は除く。）は，高潮の影響を受けない
敷地高さに設置する。
飛来物（航空機落下等）に対して常設重大事故防止設備は，設計基準事故対処設備等と同時にその機能が損なわれないように，設計基準事故対処設備等と位置的分散を図り設置する。

航空機落下に関する記載の適正化（落下確率→位置的分散）る。
なお、自然現象のうち洪水及び地滑りについては、立地的要因により設計上考慮する必

なお，自然現象のうち洪水及び地滑りについては，立地的要因により設計上考慮する必要は要はない。また、外部人為事象のうちダムの崩壊については立地的要因により設計上考慮ない。また，外部人為事象のうちダムの崩壊については，立地的要因により設計上考慮する必する必要はない。

要はない。

常設重大事故緩和設備についても、可能な限り上記を考慮して多様性を有し、位置的分散を図る設計とする。

記載の整合
自然現象と外部人為事象を分けて記載。

常設重大事故緩和設備についても，可能な限り上記を考慮して多様性を有し，位置的分散を図る設計とする。

サポート系の故障に対しては、常設重大事故防止設備は設計基準事故対処設備等と異なサポート系の故障に対して，常設重大事故防止設備は，設計基準事故対処設備等と異なる駆る駆動源又は冷却源を用いる設計とするか、駆動源又は冷却源が同じ場合は別の手段によ

動源又は冷却源を用いる設計とするか，駆動源又は冷却源が同じ場合は別の手段による対応がる対応が可能な設計とする。また、常設重大事故防止設備は設計基準事故対処設備等と可可能な設計とする。また，常設重大事故防止設備は，設計基準事故対処設備等と可能な限り異

能な限り異なる水源をもつ設計とする。

なる水源をもつ設計とする。

■記載箇所の相違
・東二は 1.1.7（2/22）に記載。

常設重大事故等対処設備の設置場所を第1.1.2図～第1.1.11図に示す。

不要な記載の削除
条文要求になく，
先行 PWR プラントにもない
記載を削除

b. 可搬型重大事故等対処設備

ｂ．可搬型重大事故等対処設備

可搬型重大事故防止設備は、設計基準事故対処設備等又は常設重大事故防止設備と、共通

可搬型重大事故防止設備は，設計基準事故対処設備等又は常設重大事故防止設備と共通要因

要因によって同時にその機能が損なわれるおそれがないよう、可能な限り、多様性及び独立によって同時にその機能が損なわれるおそれがないように，可能な限り多様性及び独立性を有性を有し、位置的分散を図ることを考慮して適切な措置を講じた設計とする。

し，位置的分散を図ることを考慮して適切な措置を講じた設計とする。

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基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４３条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉
また、可搬型重大事故等対処設備は、地震、津波その他の自然現象又は故意による大型航また，可搬型重大事故等対処設備は，地震，津波その他の自然現象又は故意による大型航空

空機の衝突その他のテロリズムによる影響、設計基準事故対処設備等及び重大事故等対処設

機の衝突その他のテロリズムによる影響，設計基準事故対処設備等及び重大事故等対処設備の備の配置その他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管する

配置その他の条件を考慮した上で常設重大事故等対処設備と異なる保管場所に保管する設計設計とする。

とする。

環境条件に対しては、想定される重大事故等が発生した場合における温度、放射線、荷重記載の適正化・先行 PWR プラントと記載を整合

環境条件に対しては，重大事故等時の温度，放射線，荷重その他の使用条件において，可搬 ■用語の統一（※1）

その他の使用条件において、可搬型重大事故等対処設備がその機能を確実に発揮できる設計

型重大事故等対処設備がその機能を確実に発揮できる設計とする。重大事故等時の環境条件にとする。重大事故等時の環境条件における健全性については「1.1.7.3環境条件等」に記載すおける健全性については，「1.1.7.3 環境条件等」に記載する。風（台風）及び竜巻のうちる。風(台風)及び竜巻のうち風荷重、凍結、降水、積雪、火山の影響並びに電磁的障害に対

風荷重，凍結，降水，積雪，火山の影響並びに電磁的障害に対して可搬型重大事故等対処設備

して可搬型重大事故等対処設備は、環境条件にて考慮し機能が損なわれない設計とする。

は，環境条件にて考慮し機能が損なわれない設計とする。

地震に対して屋内の可搬型重大事故等対処設備は、「1.12原子炉設置変更許可申請に係る備考

東海第二発電所

地震に対して屋内の可搬型重大事故等対処設備は，「1.9 原子炉設置変更許可申請に係る ■先行 BWR プラントと整合

安全設計の方針」に基づく地盤上に設置された建屋内に保管する。屋外の可搬型重大事故等

安全設計の方針」に基づく地盤上に設置された建屋内に保管する。屋外の可搬型重大事故等対対処設備は、地震により生じる敷地下斜面のすべり、液状化及び揺すり込みによる不等沈処設備は，転倒しないことを確認する，又は必要により固縛等の処置をするとともに，地震に ■設計方針の相違

下、地盤支持力の不足及び地下構造物の損壊等の影響により必要な機能を喪失しない位置により生じる敷地下斜面のすべり，液状化及び揺すり込みによる不等沈下，地盤支持力の不足，・先行 PWR プラントは「影響により必要な機保管する。

地中埋設構造物の損壊等の影響を受けない複数の保管場所に分散して保管する設計とする。

能を喪失しない位置」に保管するのに対・屋外の SA 設備の転倒防止策等を記載

し，東二は「影響を受けない位置」に保管する。
■「固縛等」の「等」とは，輪止めを示す。
■「生じる敷地下斜面のすべり，液状化及び揺すり込みによる不等沈下，地盤支持力の不足，地中埋設構造物の損壊等」の「等」とは，「傾斜及び浮き上がり」を示す。
先行 PWR プラントと整合・建屋の地盤について記載
・屋内と屋外に分けて記載

地震及び津波に対して可搬型重大事故等対処設備は、「1.4.2重大事故等対処施設の耐震設計」、「1.5.2重大事故等対処施設の耐津波設計」にて考慮された設計とする。
火災に対して可搬型重大事故等対処設備は「1.6.2重大事故等対処施設の火災防護に関する基本方針」に基づく火災防護を行う。
溢水に対して可搬型重大事故等対処設備は、想定される溢水水位に対して機能を喪失しない位置に保管する。

地震及び津波に対して可搬型重大事故等対処設備は，「1.4.2 重大事故等対処施設の耐震設計」，「1.5.2 重大事故等対処施設の耐津波方針」にて考慮された設計とする。
火災に対して可搬型重大事故等対処設備は，「1.6.2 重大事故等対処施設の火災防護に関する基本方針」に基づく火災防護を行う。
溢水に対して可搬型重大事故等対処設備は，想定される溢水水位に対して機能を喪失しない
位置に保管する。

地震、津波、溢水及び火災に対して可搬型重大事故等対処設備は、設計基準事故対処設備

地震，津波，溢水及び火災に対して可搬型重大事故等対処設備は，設計基準事故対処設備等等及び常設重大事故等対処設備と同時に機能を損なうおそれがないように、設計基準事故対及び常設重大事故等対処設備と同時に機能を損なうおそれがないように，設計基準事故対処設

処設備等の配置も含めて常設重大事故等対処設備と位置的分散を図り複数箇所に分散して保備等の配置も含めて常設重大事故等対処設備と位置的分散を図り，複数箇所に分散して保管す

管する。

る。

風(台風)、竜巻、落雷、生物学的事象、森林火災、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガス及び船舶の衝突に対しては、外部からの衝撃による損傷の防止が図られた施設内に保管する

記載を追加

記載の適正化：（旧）防止設備

風（台風），竜巻，落雷，生物学的事象，森林火災，爆発，近隣工場等の火災，有毒ガス及び船舶の衝突に対しては，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた建屋内に保管するか，

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基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４３条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

備考

東海第二発電所

か、又は設計基準事故対処設備等及び常設重大事故等対処設備と同時に機能を損なうおそれ又は設計基準事故対処設備等及び常設重大事故等対処設備と同時に機能を損なうおそれがながないように、設計基準事故対処設備等の配置も含めて常設重大事故等対処設備と位置的分いように，設計基準事故対処設備等の配置も含めて常設重大事故等対処設備と位置的分散を図散を図り複数箇所に分散して保管する。クラゲ等の海生生物からの影響を受けるおそれのあり複数箇所に分散して保管する。クラゲ等の海生生物の影響を受けるおそれのある屋外の可搬 ■《先行 BWR プラントとの相違点》

る屋外の可搬型重大事故等対処設備は、複数の取水箇所を選定できる設計とする。

型重大事故等対処設備は，複数の取水箇所を選定できる設計とする。

・先行 BWR プラントでは，海生生物からの影
響に対して，予備の SA 設備にて注水を継続し，その間に清掃を行う対応としている。

高潮に対して可搬型重大事故等対処設備は、高潮の影響を受けない敷地高さに保管する。

高潮に対して可搬型重大事故等対処設備は，高潮の影響を受けない敷地高さに保管する。

飛来物(航空機落下等)及び故意による大型航空機衝突その他のテロリズムに対して屋内

飛来物（航空機落下等）及び故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムに対して屋の可搬型重大事故等対処設備は、可能な限り設計基準事故対処設備等の配置も含めて常設

内の可搬型重大事故等対処設備は，可能な限り設計基準事故対処設備等の配置も含めて常設

重大事故等対処設備と位置的分散を図り複数箇所に分散して保管する。

重大事故等対処設備と位置的分散を図り複数箇所に分散して保管する設計とする。

記載の追加：先行 PWR プラント整合
記載の適正化：（旧）防止設備

屋外の可搬型重大事故等対処設備は、設計基準事故対処設備等及び常設重大事故等対処

屋外の可搬型重大事故等対処設備は，設計基準事故対処設備等及び常設重大事故等対処設備

設備が設置されている建屋並びに屋外の設計基準事故対処設備等又は常設重大事故等対処が設置されている建屋並びに屋外の設計基準事故対処設備等又は常設重大事故等対処設備の・原子炉建屋以外にも SA 設備が設置されて設備のそれぞれから100mの離隔距離を確保した上で、複数箇所に分散して保管する。

それぞれから 100m の離隔距離を確保した上で，複数箇所に分散して保管する設計とする。

いる建屋があることから，先行 PWR プラ

記載の適正化

ントと同様の記載に見直した。
・具体的には，原子炉建屋，常設代替高圧電源装置置場，常設低圧代替注水ポンプ格
納槽，格納容器圧力逃がし装置格納槽，緊急用海水ポンプピット，海水ポンプエリ
アから 100m 以上の離隔距離を確保する。

なお、自然現象のうち洪水及び地滑りについては、立地的要因により設計上考慮する必

なお，自然現象のうち洪水及び地滑りについては，立地的要因により設計上考慮する必要は要はない。また、外部人為事象のうちダムの崩壊については立地的要因により設計上考慮ない。また，外部人為事象のうちダムの崩壊については，立地的要因により設計上考慮する必する必要はない。

要はない。

サポート系の故障に対しては、可搬型重大事故等対処設備は設計基準事故対処設備等又サポート系の故障に対しては，可搬型重大事故等対処設備は，設計基準事故対処設備等又はは常設重大事故等対処設備と異なる駆動源又は冷却源を用いる設計とするか、駆動源又は常設重大事故等対処設備と異なる駆動源又は冷却源を用いる設計とするか，駆動源又は冷却源

冷却源が同じ場合は別の手段による対応が可能な設計とする。また、可搬型重大事故等対が同じ場合は別の手段による対応が可能な設計とする。また，可搬型重大事故等対処設備は，処設備は設計基準事故対処設備等又は常設重大事故等対処設備と可能な限り異なる水源を設計基準事故対処設備等又は常設重大事故等対処設備と可能な限り異なる水源をもつ設計ともつ設計とする。

する。
不要な記載の削除
条文要求になく，
先行 PWR プラントにもない
記載を削除

c. 可搬型重大事故等対処設備と常設重大事故等対処設備の接続口

ｃ．可搬型重大事故等対処設備と常設重大事故等対処設備の接続口

可搬型重大事故等対処設備のうち、原子炉建屋の外から水又は電力を供給する設備と、可搬型重大事故等対処設備のうち，原子炉建屋の外から水又は電力を供給する設備と常設設

常設設備との接続口は、共通要因によって接続することができなくなることを防止するた

備との接続口は，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，それぞ

め、それぞれ互いに異なる複数の場所に設置する設計とする。

れ互いに異なる複数の場所に設置する設計とする。

環境条件に対しては、想定される重大事故等が発生した場合における温度、放射線、荷環境条件に対しては，重大事故等時の温度，放射線，荷重その他の使用条件において，その ■用語の統一（※1）

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玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４３条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

備考

東海第二発電所

重その他の使用条件において、その機能を確実に発揮できる設計とするとともに、屋内又機能を確実に発揮できる設計とするとともに，屋内又は建屋面に設置する場合は，異なる建屋は建屋面に設置する場合は、異なる建屋面の隣接しない位置に、屋外に設置する場合は、面の隣接しない位置に，屋外に設置する場合は，接続口から建屋等又は地中の配管トレンチま ■設備の相違／記載表現の相違（※2）

接続口から建屋又は地中の配管ダクトまでの経路が十分な離隔距離を確保した位置に複数での経路が十分な離隔距離を確保した位置に複数箇所設置する。重大事故等時の環境条件にお接続口の設置位置の記載

箇所設置する。重大事故等時の環境条件における健全性については「1.1.7.3環境条件等」

ける健全性については，「1.1.7.3 環境条件等」に記載する。風（台風）及び竜巻のうち風

先行 PWR プラントと整合（異なる建屋面の隣に記載する。風(台風)及び竜巻のうち風荷重、凍結、降水、積雪、火山の影響並びに電磁荷重，凍結，降水，積雪，火山の影響並びに電磁的障害に対しては，環境条件にて考慮し機能接しない位置）的障害に対しては、環境条件にて考慮し機能が損なわれない設計とする。

が損なわれない設計とする。

接続口の位置は以下のとおり。

地震に対して、接続口を屋内又は建屋面に設置する場合は、「1.12原子炉設置変更許可

地震に対して接続口を屋内又は建屋面に設置する場合は，「1.9 原子炉設置変更許可申請

申請に係る安全設計の方針」に基づく地盤上の建屋において、異なる建屋面の隣接しないに係る安全設計の方針」に基づく地盤上の建屋等において，異なる建屋面の隣接しない位置に原子炉建屋西側接続口格納槽（8m 盤地下）

位置に複数箇所設置する。

複数箇所設置する設計とする。

常設代替高圧電源装置置場壁面（11m 盤）

屋外に設置する場合は、地震により生じる敷地下斜面の滑り、液状化及び揺すり込みに原子炉建屋東側壁面（8m 盤）

屋外に設置する場合は，地震により生じる敷地下斜面のすべり，液状化及び揺すり込みによ ■「生じる敷地下斜面のすべり，液状化及び揺よる不等沈下、地盤支持力の不足及び地下構造物の損壊等の影響を受けない位置に設置する不等沈下，地盤支持力の不足，地中埋設構造物の損壊等の影響を受けない位置に設置するとすり込みによる不等沈下，地盤支持力の不るとともに、接続口から建屋又は地中の配管ダクトまでの経路が十分な離隔距離を確保しともに，接続口から建屋等又は地中の配管トレンチまでの経路が十分な離隔距離を確保した位

足，地中埋設構造物の損壊等」の「等」は，た位置に複数箇所設置する。

置に複数箇所設置する設計とする。

「傾斜及び浮き上がり」を示す。
■設備の相違／記載表現の相違（※2）■《先行 BWR プラントとの相違点》
・先行 BWR プラントは，屋内又は建屋面にのみ接続口があるため，屋外に設置する場合の設計方針はない。

地震、津波及び火災に対しては、「1.4.2重大事故等対処施設の耐震設計」、「1.5.2重地震，津波及び火災に対しては，「1.4.2 重大事故等対処施設の耐震設計」，「1.5.2 重

大事故等対処施設の耐津波設計」及び「1.6.2重大事故等対処施設の火災防護に関する基本

大事故等対処施設の耐津波設計」及び「1.6.2 重大事故等対処施設の火災防護に関する基本方針」に基づく設計とする。

方針」に基づく設計とする。

溢水に対しては、想定される溢水水位に対して機能を喪失しない位置に設置する。

溢水に対しては，想定される溢水水位に対して機能を喪失しない位置に設置する。

地震、津波、溢水及び火災に対しては、屋内又は建屋面に設置する場合は、異なる建屋

地震，津波，溢水及び火災に対しては，屋内又は建屋面に設置する場合は，異なる建屋面の面の隣接しない位置に、屋外に設置する場合は、接続口から建屋又は地中の配管ダクトま隣接しない位置に，屋外に設置する場合は，接続口から建屋等又は地中の配管トレンチまでの ■設備の相違／記載表現の相違（※2）

での経路が十分な離隔距離を確保した位置に複数箇所設置する。

経路が十分な離隔距離を確保した位置に複数箇所設置する設計とする。

風(台風)、竜巻、落雷、生物学的事象、森林火災、飛来物(航空機落下等)、爆発、近隣

風（台風），竜巻，落雷，生物学的事象，森林火災，飛来物（航空機落下等）爆発，近隣工工場等の火災、有毒ガス、船舶の衝突及び故意による大型航空機衝突その他のテロリズム

場等の火災，有毒ガス，船舶の衝突及び故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムに対に対しては、屋内又は建屋面に設置する場合は、異なる建屋面の隣接しない位置に、屋外しては，屋内又は建屋面に設置する場合は，異なる建屋面の隣接しない位置に，屋外に設置すに設置する場合は、接続口から建屋又は地中の配管ダクトまでの経路が十分な離隔距離をる場合は，接続口から建屋等又は地中の配管トレンチまでの経路が十分な離隔距離を確保した ■設備の相違／記載表現の相違（※2）

確保した位置に複数箇所設置する。

位置に複数箇所設置する設計とする。

生物学的事象のうちネズミ等の小動物に対して屋外に設置する場合は、開口部の閉止により重大事故等に対処するための必要な機能が損なわれるおそれのない設計とする。

船舶の衝突を追加

生物学的事象のうちネズミ等の小動物に対して屋外に設置する場合は，開口部の閉止により重大事故等に対処するための必要な機能が損なわれるおそれのない設計とする。

高潮に対して接続口は，高潮の影響を受けない位置に設置する。

高潮に対して接続口は，高潮の影響を受けない位置に設置する。

なお，自然現象のうち洪水及び地滑りについては，立地的要因により設計上考慮する必要

なお，自然現象のうち洪水及び地滑りについては，立地的要因により設計上考慮する必要ははない。また，外部人為事象のうちダムの崩壊については立地的要因により設計上考慮するない。また，外部人為事象のうちダムの崩壊については立地的要因により設計上考慮する必要

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基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４３条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉
必要はない。

備考

東海第二発電所はない。
記載の適正化
個別の接続口に関する説明を削除

また、複数の機能で一つの接続口を同時に使用しない設計とする。移動式大容量ポンプ■設計方針の相違車を用いた海水供給は、3号炉及び4号炉同時供給時においても、それぞれ独立した接続・先行 PWR プラント異なり，東二は，１つの口、ホースにて供給できる設計とする。

接続口で複数の機能を兼用して使用する（先行 BWR プラントと同じ）。
先行 BWR プラントでは，それぞれの機能で必要な容量を確保できることを記載しているが，東二では「容量等」に記載する。
・接続口の位置的分散については，既に記載しているため，先行 PWR の記載は反映し(2) 悪影響防止
重大事故等対処設備は発電用原子炉施設(他号炉を含む。)内の他の設備(設計基準対象施設及び当該重大事故等対処設備以外の重大事故等対処設備)に対して悪影響を及ぼさない設計とする。

ない。

(2) 悪影響防止
重大事故等対処設備は，発電用原子炉施設内の他の設備（設計基準対象施設及び当該重大事
故等対処設備以外の重大事故等対処設備）に対して悪影響を及ぼさない設計とする。

他の設備への悪影響としては、系統的な影響(電気的な影響を含む。)、設備兼用時の容量に関する影響、地震、火災、溢水、風(台風)及び竜巻による影響、タービンミサイル等の内部発生飛散物による影響を考慮する。

他の設備への悪影響としては，重大事故等対処設備使用時及び通常待機時の系統的な影響（電気的な影響を含む。
）並びにタービンミサイル等の内部発生飛散物による影響を考慮する。

悪影響についての記載の適正化
設備兼用時の容量に関する影響については，「1.1.7.2 容量等」で，地震，火災，溢水，風(台風)及び竜巻による影響について
は，「1.1.7.3 環境条件」にて考慮する。
（先行 BWR プラントと同様）

系統的な影響に対しては、重大事故等対処設備は、弁等の操作によって設計基準対象施設と系統的な影響に対して重大事故等対処設備は，弁等の操作によって設計基準対象施設としてして使用する系統構成から重大事故等対処設備としての系統構成とすること、重大事故等発生使用する系統構成から重大事故等対処設備としての系統構成とすること，通常待機時の隔離若■用語の統一： 通常待機時

前(通常時)の分離された状態から接続により重大事故等対処設備としての系統構成とするこしくは分離された状態から弁等の操作や接続により重大事故等対処設備としての系統構成とす■記載表現の相違と、他の設備から独立して単独で使用可能なこと、又は設計基準対象施設として使用する場合

ること，他の設備から独立して単独で使用可能なこと，又は設計基準対象施設として使用すると同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することにより、他の設備に悪影響を及ぼさ場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することにより，他の設備に悪影響を及ない設計とする。

ぼさない設計とする。

特に放射性物質又は海水を含む系統と、含まない系統を接続する場合は、通常時に確実に閉止し、使用時に通水できるようにディスタンスピースを設けるか、又は通常時に確実に取り外し、使用時に取り付けできるように可搬型ホースを設けることにより、他の設備に悪影響を及（先行 BWR プラント同様）■「弁等」の「等」は遮断機，ダンパを示す。

記載不要の理由
・設備の相違ディスタンスピースを設ける箇所はない。

ぼさない設計とする。
設備兼用時の容量に関する影響に対しては、重大事故等対処設備は、要求される機能が複数・記載方針の相違

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基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４３条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

備考

東海第二発電所ある場合は、原則、同時に複数の機能で使用しない設計とする。ただし、可搬型重大事故等対設備兼用時の容量については，「1.1.7.2

処設備のうち、複数の機能を兼用することで、設置の効率化、被ばく低減を図れるものは、同容量等」で考慮し，確認している。
（先行 BWR

時に要求される可能性がある複数の機能に必要な容量を合わせた容量とし、兼用できる設計とプラント同様）する。容量の設定根拠については「1.1.7.2容量等」に記載する。
地震による影響に対しては、重大事故等対処設備は、地震により他の設備に悪影響を及ぼさ・記載方針の相違ない設計とし、また、地震により火災源又は溢水源とならない設計とする。常設重大事故等対地震，火災，溢水，風(台風)及び竜巻による処設備については耐震設計を行い、可搬型重大事故等対処設備については転倒しないことを確影響については，「1.1.7.3 環境条件」で認するか又は固縛等が可能な設計とする。(「1.1.7.3環境条件等」)また、可搬型重大事故等対考慮し，確認している。
（先行 BWR プラント

処設備は、設置場所でのアウトリガの設置、車輪止め等による固定又は固縛が可能な設計とす同様）る。
常設重大事故等対処設備の耐震設計については「1.4.2重大事故等対処施設の耐震設計」に示す。
地震起因以外の火災による影響に対しては、重大事故等対処設備は、火災発生防止、感知、消火による火災防護を行う。
火災防護については「1.6.2重大事故等対処施設の火災防護に関する基本方針」に示す。
放水砲による建屋への放水により、放水砲の使用を想定する重大事故時において必要となる
屋外の他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

放水砲による建屋への放水により，放水砲の使用を想定する重大事故時において必要となる
屋外の他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

風(台風)及び竜巻による影響については、重大事故等対処設備は、外部からの衝撃による損傷の防止が図られた施設内に設置又は保管することで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とするか、又は風荷重を考慮し、必要により当該設備の落下防止、転倒防止、固縛等の措置をとることで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。(「1.1.7.3環境条件等」)
内部発生飛散物による影響に対しては、内部発生エネルギの高い流体を内蔵する弁及び配管

内部発生飛散物による影響に対しては，内部発生エネルギーの高い流体を内蔵する弁及び配の破断、高速回転機器の破損、ガス爆発並びに重量機器の落下を考慮し、これらにより重大事

管の破断，高速回転機器の破損，ガス爆発並びに重量機器の落下を考慮し，これらにより重大故等対処設備が悪影響を及ぼさない設計とする。

事故等対処設備が悪影響を及ぼさない設計とする。

(3) 共用の禁止
常設重大事故等対処設備は、2以上の発電用原子炉施設において共用しない設計とする。
ただし、共用対象の施設ごとに要求される技術的要件(重大事故等に対処するための必要な機(3) 共用の禁止
敷地内に二以上の発電用原子炉施設はないことから，常設重大事故等対処設備は共用しない。

■設備の相違・敷地内に２つ以上の発電用原子炉施設はない。

能)を満たしつつ、2以上の発電用原子炉施設と共用することによって、安全性が向上する場合であって、更に同一の発電所内の他の発電用原子炉施設に対して悪影響を及ぼさない場合は、共用できる設計とする。

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基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４３条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉
1.1.7.2 容量等

1.1.7.2 容量等(1) 常設重大事故等対処設備(1) 常設重大事故等対処設備

常設重大事故等対処設備は、想定される重大事故等の収束において、想定する事象及びその常設重大事故等対処設備は，想定される重大事故等の収束において，想定する事象及びその事

事象の進展等を考慮し、重大事故等時に必要な目的を果たすために、事故対応手段としての系

象の進展等を考慮し，重大事故等時に必要な目的を果たすために，事故対応手段としての系統設

統設計を行う。重大事故等の収束は、これらの系統の組合せにより達成する。

計を行う。重大事故等の収束は，これらの系統の組合せにより達成する。

「容量等」とは、ポンプ流量、タンク容量、伝熱容量、弁放出流量、発電機容量及び蓄電池
容量等並びに計装設備の計測範囲及び作動信号の設定値とする。

備考

東海第二発電所「容量等」とは，ポンプ流量，タンク容量，伝熱容量，弁吹出量，発電機容量，蓄電池容量， ■記載表現の相違（先行 BWR プラントと同様）計装設備の計測範囲，作動信号の設定値等とする。

・弁吹出量は「逃がし安全弁」の容量を示す。
・「設定値等」の「等」とは，ポンプ揚程，
遮蔽厚さ，送風機容量を示す

記載の並びを先行 PWR プラントと整合

常設重大事故等対処設備のうち設計基準事故対処設備の系統及び機器を使用するものにつ常設重大事故等対処設備のうち設計基準対象施設の系統及び機器を使用するものについて

いては、設計基準事故対処設備の容量等の仕様が、系統の目的に応じて必要となる容量等のは，設計基準対象施設の容量等の仕様が，系統の目的に応じて必要となる容量等の仕様に対し・設計基準事故対処設備以外の系統，機器を仕様に対して十分であることを確認した上で、設計基準事故対処設備の容量等の仕様と同仕て十分であることを確認した上で，設計基準対象施設の容量等の仕様と同仕様の設計とする。

代替する SA 設備があるため，設計基準対様の設計とする。

象施設とした。
（先行 BWR プラントと同様）

常設重大事故等対処設備のうち設計基準事故対処設備の系統及び機器を使用するもので、常設重大事故等対処設備のうち設計基準対象施設の系統及び機器を使用するもので，重大事故

重大事故等時に設計基準事故対処設備の容量等を補う必要があるものは、その後の事故対応

等時に設計基準対象施設の容量等を補う必要があるものは，その後の事故対応手段と合わせて，手段と合わせて、系統の目的に応じて必要となる容量等を有する設計とする。

系統の目的に応じて必要となる容量等を有する設計とする。

常設重大事故等対処設備のうち設計基準事故対処設備以外の系統及び機器を使用するもの
は、常設重大事故等対処設備単独で、系統の目的に応じて必要となる容量等を有する設計と■設備の相違例：燃料プール冷却浄化系ポンプ

常設重大事故等対処設備のうち重大事故等への対処を本来の目的として設置する系統及び機 ■記載表現の相違
器を使用するものについては，系統の目的に応じて必要な容量等を有する設計とする。

（先行 BWR プラントの記載と整合）する。
(2) 可搬型重大事故等対処設備(2) 可搬型重大事故等対処設備

可搬型重大事故等対処設備は、想定される重大事故等の収束において、想定する事象及びそ

可搬型重大事故等対処設備は，想定される重大事故等の収束において，想定する事象及びその事象の進展を考慮し、事故対応手段としての系統設計を行う。重大事故等の収束は、これらの事象の進展を考慮し，事故対応手段としての系統設計を行う。重大事故等の収束は，これらの系統の組合せにより達成する。

の系統の組合せにより達成する。

「容量等」とは、ポンプ流量、タンク容量、発電機容量、蓄電池容量及びボンベ容量等並びに計装設備の計測範囲とする。

「容量等」とは，ポンプ流量，タンク容量，発電機容量，蓄電池容量，ボンベ容量，計装設
備の計測範囲等とする。

タンク容量追加
用語の整合：計装設備の計測範囲■「計測範囲等」の「等」とは，ポンプ揚程を示す。
■《先行 BWR プラントとの相違点》
・先行 BWR プラントは左記に加えて，伝熱容量を容量等としている。また，「計装設備の計測範囲」ではなく，「計測器の計測範囲」としている。

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基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４３条】

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備考

東海第二発電所

可搬型重大事故等対処設備は、系統の目的に応じて1セットで必要な容量等を有する設計と可搬型重大事故等対処設備は，系統の目的に応じて必要な容量等を有する設計とするととも

するとともに、複数セット保有することにより、必要な容量等に加え、十分に余裕のある容量に，設備の機能，信頼度を考慮し，予備を含めた保有数を確保することにより，必要な容量等等を有する設計とする。

に加え，十分に余裕のある容量等を有する設計とする。

可搬型重大事故等対処設備のうち複数の機能を兼用することで、設置の効率化、被ばく低減

可搬型重大事故等対処設備のうち複数の機能を兼用することで，設置の効率化，被ばく低減を図れるものは、同時に要求される可能性がある複数の機能に必要な容量等を合わせた容量等が図れるものは，同時に要求される可能性がある複数の機能に必要な容量等を合わせた容量等とし、兼用できる設計とする。

とし，兼用できる設計とする。

■記載表現の相違（先行 BWR プラントと整合）

可搬型重大事故等対処設備のうち、原了炉建屋の外から水又は電力を供給する注水設備及び可搬型重大事故等対処設備のうち，原子炉建屋の外から水又は電力を供給する注水設備及び電源設備は、必要となる容量等を賄うことができる設備を1基当たり2セット以上持つことに加電源設備は，必要となる容量等を有する設備を 2 セット持つことに加え，故障時及び保守点検

記載の適正化（先行 BWR プラントと同じ）

え、故障時のバックアップ及び保守点検による待機除外時のバックアップを発電所全体で確保による待機除外時の予備を発電所全体で確保する。

「バックアップ」は，「予備」で統一。

する。

記載の適正化：持つことに加え故障時及び保守点検時の予備を兼用する設計とする。

また、可搬型重大事故等対処設備のうち、負荷に直接接続する可搬型バッテリ、可搬型ボン

また，可搬型重大事故等対処設備のうち，負荷に直接接続する高圧窒素ボンベ（非常用窒素■設備名称の相違

ベ等は、必要となる容量等を賄うことができる設備を1負荷当たり1セット持つことに加え、故供給系），逃がし安全弁用可搬型電池等は，必要となる容量等を有する設備を１負荷当たり 1■記載表現の相違

障時のバックアップ及び保守点検による待機除外時のバックアップを発電所全体で確保する。

セット持つことに加え，故障時及び保守点検による待機除外時の予備を発電所全体で確保する。

（先行 BWR プラントと整合）■用語の統一「バックアップ」は，「予備」に統一。
■設計方針の相違
故障時及び保守点検時の予備を兼用する。
(先行 BWR プラントと同じ)「等」の追加「高圧窒素ボンベ（非常用窒素供給系）及び逃がし安全弁用可搬型電池等」の「等」は可搬型窒素供給装置,高圧窒素ボンベ（非常用逃がし安全弁駆動系），空気ボンベ（第二弁操作室空気ボンベユニット／中央制御室待避室空気ボンベユニット／緊急時対策所加圧設備）を示す。

ただし、保守点検が目視点検等であり保守点検中でも使用可能なものは、保守点検による待機除外時のバックアップは考慮せずに、故障時のバックアップを発電所全体で確保する。

ただし，保守点検が目視点検等であり保守点検中でも使用可能なものは，保守点検による待機除外時の予備は考慮せずに，故障時の予備を発電所全体で確保する。

・記載方針の相違
水・電気を供給する SA 設備，負荷に直接接続する SA 設備以外の SA 設備についても予上記以外の可搬型重大事故等対処設備は，必要となる容量等を有する設備を 1 セット持つことに加え，設備の信頼度等を考慮し，予備を確保する。

備を保有する設計方針としている。
（先行 BWR プラントも同じ）

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基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４３条】

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備考

東海第二発電所

1.1.7.3 環境条件等

1.1.7.3 環境条件等(1) 環境条件(1) 環境条件

重大事故等対処設備は、想定される重大事故等が発生した場合における温度、放射線、荷重重大事故等対処設備は，重大事故等時の温度，放射線，荷重その他の使用条件において，そ

その他の使用条件において、その機能が有効に発揮できるよう、その設置(使用)・保管場所にの機能が有効に発揮できるように，その設置（使用）・保管場所に応じた耐環境性を有する設計

応じた耐環境性を有する設計とするとともに、操作が可能な設計とする。

とするとともに，操作が可能な設計とする。

■用語の統一（※1）■記載の適正化

重大事故等発生時の環境条件については、重大事故等時における温度(環境温度、使用温重大事故等時の環境条件については，重大事故等時の温度（環境温度，使用温度），放射度)、放射線、荷重に加えて、その他の使用条件として環境圧力、湿度による影響、屋外の天候

線，荷重に加えて，その他の使用条件として，環境圧力，湿度による影響，屋外の天候によるによる影響(凍結及び降水)、重大事故等時に海水を通水する系統への影響、電磁的障害及び周影響（凍結及び降水），重大事故等時に海水を通水する系統への影響，電磁的障害及び周辺機

記載の適正化：（凍結及び降水）追加

辺機器等からの悪影響を考慮する。

器等からの悪影響について考慮する。

■《先行 BWR プラントとの相違点》
先行 BWR プラントでは，抽出理由等を記載しているが，東二は，他条文で実施した事象抽出の結果を反映している（先行 PWR プラ
ントと同様）。

荷重としては重大事故等が発生した場合における機械的荷重に加えて、環境圧力、温度及び自然現象(地震、風(台風)、竜巻、積雪、火山の影響)による荷重を考慮する。

荷重としては，重大事故等時の機械的荷重に加えて，環境圧力，環境温度及び自然現象（地震，津波，風（台風），竜巻，積雪，火山の影響）による荷重を考慮する。

記載の適正化：環境温度，環境圧力とした。
・補足説明資料（共-2）にて示す。
津波の反映
・耐津波設計は，「1.5.2 重大事故等対処施設の耐津波設計」に示す。
■《先行 BWR プラントとの相違点》
先行 BWR プラントでは，津波，竜巻，火山の影響を選定していない。事象の影響を鑑み，東二では 6 事象（津波以外は PWR プラント
同様）を選定。

自然現象による荷重の組合せについては、地震、津波、風(台風)、積雪及び火山の影響を考慮する。

自然現象による荷重の組合せについては，地震，津波，風（台風），積雪及び火山の影響を考慮する。

■《先行 BWR プラントとの相違点》
先行 BWR プラントでは，津波，風（台風）の組合せを考慮していない。
東二の設計基準における組合せの考え方（PWR プラント同様）に従って記載。

これらの環境条件のうち、重大事故等時における環境温度、環境圧力、湿度による影響、屋これらの環境条件のうち，重大事故等時の環境温度，環境圧力，湿度による影響，屋外の天

外の天候による影響(凍結及び降水)、重大事故等時の放射線による影響及び荷重に対しては、

候による影響（凍結及び降水），重大事故等時の放射線による影響及び荷重に対しては，重大事重大事故等対処設備を設置(使用)・保管する場所に応じて、以下の設備分類ごとに必要な機能

故等対処設備を設置（使用）・保管する場所に応じて，以下の設備分類ごとに必要な機能を有効を有効に発揮できる設計とする。

に発揮できる設計とする。

原子炉格納容器内の重大事故等対処設備は、重大事故等時における原子炉格納容器内の環境

原子炉格納容器内の重大事故等対処設備は，重大事故等時の原子炉格納容器内の環境条件を条件を考慮した設計とする。操作は中央制御室で可能な設計とする。また、地震による荷重を考慮した設計とする。操作は，中央制御室で可能な設計とする。また，地震による荷重を考慮考慮して、機能を損なわない設計とする。

して，機能を損なわない設計とする。

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基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４３条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉
中央制御室内、原子炉周辺建屋内、原子炉補助建屋内、燃料取替用水タンク建屋内、代替緊

備考

東海第二発電所

原子炉建屋原子炉棟内の重大事故等対処設備は，重大事故等時における環境条件を考慮した記載方針の相違

急時対策所内、緊急時対策所(緊急時対策棟内)内及び緊急時対策棟内の重大事故等対処設備

設計とする。また，地震による荷重を考慮して，機能を損なわない設計とするとともに，可搬・「原子炉建屋原子炉棟」と「原子炉建屋原は、重大事故等時におけるそれぞれの場所の環境条件を考慮した設計とする。また、地震によ型重大事故等対処設備は，必要により当該設備の落下防止，転倒防止，固縛の措置をとる。操子炉棟外及びその他の建屋」分けて記載

る荷重を考慮して、機能を損なわない設計とするとともに、可搬型重大事故等対処設備は、必

作は，中央制御室，異なる区画若しくは離れた場所又は設置場所で可能な設計とする。

した（先行 BWR プラントと整合）要により当該設備の落下防止、転倒防止、固縛等の措置をとる。

・それぞれの場所の環境条件を追加

原子炉建屋の原子炉棟外及びその他の建屋内の重大事故等対処設備は，重大事故等時におけ・その他の建屋とは，るそれぞれの場所の環境条件を考慮した設計とする。また，地震による荷重を考慮して，機能

緊急時対策所を損なわない設計とするとともに，可搬型重大事故等対処設備は，必要により当該設備の落下

常設代替高圧電源設備置場防止，転倒防止，固縛の措置をとる。操作は，中央制御室，異なる区画若しくは離れた場所又格納容器圧力逃がし装置格納槽

は設置場所で可能な設計とする。

常設低圧代替注水系格納槽
緊急用海水ポンプピット

このうち、インターフェイスシステムLOCA時、蒸気発生器伝熱管破損時に破損側蒸気発生器

記載不要の理由の隔離に失敗する事故時又は使用済燃料ピットに係る重大事故等時に使用する設備について重大事故等対処設備は，想定される重大事は、これらの環境条件を考慮した設計とするか、これらの環境影響を受けない区画等に設置す

故等時におけるそれぞれの場所の環境条件る。特に、使用済燃料ピット状態監視カメラ及び使用済燃料ピット周辺線量率(低レンジ)は、を踏まえて設計することとしており，この使用済燃料ピットに係る重大事故等時に使用するため、その環境影響を考慮して、空気を供給

環境条件においては IS-LOCA や使用済燃料し冷却することで耐環境性向上を図る設計とする。操作は中央制御室、異なる区画若しくは離プールに係る重大事故等時も考慮されていれた場所又は設置場所で可能な設計とする。

る(先行 BWR プラントも同様)。

屋外の重大事故等対処設備は、重大事故等時における屋外の環境条件を考慮した設計とする。操作は中央制御室又は設置場所で可能な設計とする。
また、地震、風(台風)、竜巻、積雪、火山の影響による荷重を考慮して、機能を損なわない

屋外の重大事故等対処設備は，重大事故等時における屋外の環境条件を考慮した設計とする。操作は，中央制御室又は設置場所で可能な設計とする。

■設計方針の相違
基準津波を超え敷地に遡上する津波の影響

また，地震，津波，風（台風），竜巻，積雪及び火山の影響による荷重を考慮して機能を損なを踏まえ，荷重条件として津波を考慮する。

設計とするとともに、可搬型重大事故等対処設備については、必要により当該設備の落下防

わない設計とするとともに，可搬型重大事故等対処設備については，必要により当該設備の落■「固縛等」の「等」とは，輪止めによる固定，止、転倒防止、固縛等の措置をとる。

下防止，転倒防止，固縛等の措置をとる。

除雪，除灰を示している。
記載の適正化
中央制御室の追加
落下防止の追加

海水を通水する系統への影響に対しては、常時海水を通水する、海に設置する又は海で使用

海水を通水する系統への影響に対しては，常時海水を通水する，海に設置する又は海で使用する重大事故等対処設備は耐腐食性材料を使用する。常時海水を通水するコンクリート構造物

する重大事故等対処設備は耐腐食性材料を使用する。常時海水を通水するコンクリート構造物

先行 BWR プラントと同様に，使用時に海水については、腐食を考慮した設計とする。設計基準対象施設として淡水を通水するが、重大事については，腐食を考慮した設計とする。使用時に海水を通水する重大事故等対処設備は，海を通水する SA 設備は，海水の影響を考慮し故等時に海水を通水する可能性のある重大事故等対処設備は、海水影響を考慮した設計とす

水の影響を考慮した設計とする。原則，淡水を通水するが，海水も通水する可能性のある重大た設計，淡水だけでなく海水も使用できるる。また、八田浦貯水池又は海から直接取水する際の異物の流入防止を考慮した設計とする。

事故等対処設備は，可能な限り淡水を優先し海水通水を短期間とすることで，設備への海水の設備は，可能な限り淡水を優先し，海水通水影響を考慮する。また，海から直接取水する際の異物の流入防止を考慮した設計とする。

を短期間とすることで，設備への影響を考

海水の影響に関する記載の適正化

慮する設計とする。

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玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４３条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉
電磁的障害に対しては、重大事故等対処設備は、重大事故等が発生した場合においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

備考

東海第二発電所

電磁的障害に対しては，重大事故等対処設備は，重大事故等時においても電磁波によりその機能が損なわれない設計とする。

■用語の統一（※1）
用語の統一：電磁的障害

重大事故等対処設備は、事故対応の多様性拡張のために設置・配備している設備や風(台風)

重大事故等対処設備は，事故対応のために設置・配備している自主対策設備や風（台風）及及び竜巻等を考慮して当該設備に対し必要により講じた落下防止、転倒防止、固縛等の措置をび竜巻等を考慮して当該設備に対し必要により講じた落下防止，転倒防止，固縛等の措置を含（先行 BWR プラントと同様）含む周辺機器等からの悪影響により機能を失うおそれがない設計とする。周辺機器等からの悪む周辺機器等からの悪影響により機能を失うおそれがない設計とする。周辺機器等からの悪影■「固縛等」の「等」とは，輪止めによる固定影響としては、地震、火災、溢水による波及的影響を考慮する。

響としては、地震，火災，溢水による波及的影響を考慮する。

溢水に対しては、重大事故等対処設備が溢水によりその機能を喪失しないように、想定される溢水水位に対して機能を喪失しない位置に設置又は保管する。
地震による荷重を含む耐震設計については、「1.4.2重大事故等対処施設の耐震設計」に、火災防護については、「1.6.2重大事故等対処施設の火災防護に関する基本方針」に示す。

溢水に対しては，重大事故等対処設備が溢水によりその機能を喪失しないように，想定され■記載表現の相違を示している。
記載の見直し（先行 PWR プラントと整合）る溢水水位に対して機能を喪失しない位置に設置又は保管する。
地震による荷重を含む耐震設計については，「1.4.2 重大事故等対処施設の耐震設計」に，津波による荷重を含む耐津波設計については，「1.5.2 重大事故等対処施設の耐津波設計」に，火災防護については「1.6.2 重大事故等対処施設の火災防護に関する基本方針」に示す。

(2) 重大事故等対処設備の設置場所(2) 重大事故等対処設備の設置場所

重大事故等対処設備の設置場所は，重大事故等時においても操作及び復旧作業に支障がない

重大事故等対処設備の設置場所は、想定される重大事故等が発生した場合においても操作及ように，遮蔽の設置や線源からの離隔距離により放射線量が高くなるおそれの少ない場所を設び復旧作業に支障がないように、遮へいの設置や線源からの離隔距離により放射線量が高くな置場所として選定した上で，設置場所から操作可能，放射線の影響を受けない異なる区画若し

るおそれの少ない場所を設置場所として選定した上で設置場所から操作可能、放射線の影響をくは離れた場所から遠隔で操作可能，又は中央制御室遮蔽区域内である中央制御室から操作可

受けない異なる区画若しくは離れた場所から遠隔で操作可能、又は中央制御室遮へい区域内で能な設計とする。

■用語の統一（※1）
記載の見直し（先行 PWR プラントとの整合）ある中央制御室から操作可能な設計とする。

(3) 可搬型重大事故等対処設備の設置場所(3) 可搬型重大事故等対処設備の設置場所

可搬型重大事故等対処設備の設置場所は，重大事故等時においても設置及び常設設備との接可搬型重大事故等対処設備の設置場所は、想定される重大事故等が発生した場合においても続に支障がないように，遮蔽の設置や線源からの離隔距離により放射線量が高くなるおそれが設置及び常設設備との接続に支障がないように、遮へいの設置や線源からの離隔距離により放少ない設置場所を選定することにより，当該設備の設置及び常設設備との接続が可能な設計と射線量が高くなるおそれの少ない場所を選定することにより、当該設備の設置及び常設設備とする。

■用語の統一（※1）
記載の見直し（先行 PWR プラントとの整合）の接続が可能な設計とする。

1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について

1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について(1) 操作性の確保(1) 操作性の確保

ａ．操作の確実性
重大事故等対処設備は、想定される重大事故等が発生した場合においても操作を確実なものとするため、重大事故等時の環境条件に対し、操作が可能な設計とする(「1.1.7.3環

ａ．操作の確実性
重大事故等対処設備は，重大事故等時においても操作を確実なものとするため，重大事故等 ■用語の統一（※1）
時の環境条件に対し，操作が可能な設計とする（「1.1.7.3 環境条件等」）。

境条件等」)。

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玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４３条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

備考

東海第二発電所

操作する全ての設備に対し、十分な操作空間を確保するとともに、確実な操作ができる

操作する全ての設備に対し，十分な操作空間を確保するとともに，確実な操作ができるよ

よう、必要に応じて操作台を近傍に配置できる設計とする。また、防護具、照明等は重大う，必要に応じて操作台を近傍に配置できる設計とする。また，防護具，照明等は重大事故

操作足場→操作台

事故等発生時に迅速に使用できる場所に配備する。

等時に迅速に使用できる場所に配備する。

可搬照明→照明

現場操作において工具を必要とする場合、一般的に用いられる工具又は専用の工具を用記載の適正化

現場操作において工具を必要とする場合は，一般的に用いられる工具又は専用の工具を用いいて、確実に作業ができる設計とする。工具は、操作場所の近傍又はアクセスルートの近て，確実に作業ができる設計とする。工具は，操作場所の近傍又はアクセスルートの近傍に保 ■「固縛等」の「等」とは，輪止めによる固定

傍に保管する。可搬型重大事故等対処設備は運搬、設置が確実に行えるように、人力又は管できる設計とする。可搬型重大事故等対処設備は，運搬，設置が確実に行えるように，人力

車両等による運搬、移動ができるとともに、設置場所にてアウトリガの設置又は固縛等が又は車両等による運搬，移動ができるとともに，設置場所にてアウトリガの設置又は固縛等が ■記載表現の相違

可能な設計とする。

可能な設計とする。

現場の操作スイッチは運転員の操作性を考慮した設計とする。また、電源操作が必要な
設備は、感電防止のため充電露出部への近接防止を考慮した設計とする。

現場のスイッチは，運転員等の操作性を考慮した設計とする。また，電源操作が必要な設備
は，感電防止のため充電露出部への近接防止を考慮した設計とする。

を示している。

操作スイッチについてはスイッチで統一
運転員⇒運転員等に統一■記載表現の相違（先行 BWR プラントと同様）現場で操作を行う弁は、手動操作又は専用工具による操作が可能な設計とする。

現場で操作を行う弁は，手動操作又は専用工具による操作が可能な設計とする。

専用工具の追加

現場での接続作業は、コネクタ、プラグ、ボルト締めフランジ又は簡便な接続規格等、現場での接続操作は，ボルト・ネジ接続，フランジ接続又は簡便な接続規格等，接続規格を記載の適正化：接続規格を統一する

接続規格を統一することにより、確実に接続ができる設計とする。

統一することにより，確実に接続が可能な設計とする。

（先行 BWR プラントと同様）
なお，先行 BWR プラントにおいては，より簡便な接続規格とより簡便な接続方式が混在していたことから，
先行 PWR プラントの記載を踏まえて，簡便な接続規格に統一した。
・「簡便な接続規格等」の「等」とは，専用の接続方法，プラグ接続を示している。

ディスタンスピースはボルト締めフランジで取付ける構造とし、操作が確実に行える設計■設備の相違とする。
また、重大事故等に対処するために迅速な操作を必要とする機器は、必要な時間内に操作

ディスタンスピースを設ける箇所はない。

重大事故等に対処するために迅速な操作を必要とする機器は，必要な時間内に操作できるよ ■記載表現の相違できるように中央制御室での操作が可能な設計とする。中央制御室の制御盤の操作スイッチ

うに中央制御室での操作が可能な設計とする。中央制御室の操作盤のスイッチは，運転員等の制御盤は操作盤として，技術的能力側の資料

は運転員の操作性を考慮した設計とする。

操作性を考慮した設計とする。

と整合
操作スイッチについてはスイッチで統一想定される重大事故等において操作する重大事故等対処設備のうち動的機器については，その作動状態の確認が可能な設計とする。

設計方針の相違（先行 BWR プラントと同じ）
ランプ表示等により，SA 設備の作動状態の確認が可能な設計とする。

ｂ．系統の切替性
重大事故等対処設備のうち、本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使ｂ．系統の切替性
重大事故等対処設備のうち，本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用 ■記載表現の相違（先行 BWR プラントと同様）用する設備にあっては、重大事故等が発生した場合でも、通常時の系統から弁又は遮断器操する設備は，通常待機時に使用する系統から速やかに切替操作が可能なように，系統に必要な作等にて速やかに切替えできる設計とする。

弁等を設ける設計とする。

・本来の用途以外の用途に使用する SA 設備「ほう酸水注入系による原子炉注水」

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玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４３条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉
ｃ．可搬型重大事故等対処設備の常設設備との接続性
可搬型重大事故等対処設備を常設設備と接続するものについては、容易かつ確実に接続で

備考

東海第二発電所

ｃ．可搬型重大事故等対処設備の常設設備との接続性
可搬型重大事故等対処設備を常設設備と接続するものについては，容易かつ確実に接続でき ■設計方針の相違

きるように、原則としてケーブルはコネクタ又はプラグを用い、配管は配管径や内部流体のるように，原則としてケーブルは，ボルト，ネジ又は簡便な接続規格を，配管は，フランジを原則，ケーブルはボルト・ネジ接続又は簡便

圧力によって、大口径配管又は高圧環境においてはフランジを、小口径配管かつ低圧環境に用いる設計とする。他の方法で容易かつ確実に接続できる場合は，専用の接続方法を用いる設

な接続規格（コネクタ）としている。（先行おいては簡便な接続規格を用いる設計とする。他の方法で容易かつ確実に接続できる場合計とする。また，同一ポンプを接続する系統では，同口径の接続口とする，又は接続継手を配BWR プラントと同様）

は、専用の接続方法を用いる設計とする。また、発電用原子炉施設が相互に使用することが備することにより，複数の系統での規格の統一も考慮する。

配管について口径によらず，フランジ接続

できるように、3号炉及び4号炉とも同一規格又は同一形状とするとともに、同一ポンプを接で統一とした。

続する配管のうち、当該ポンプを同容量かつ同揚程で使用する系統では同口径の接続とする
等、複数の系統での規格の統一も考慮する。

d. 発電所内の屋外道路及び屋内通路の確保想定される重大事故等が発生した場合において、可搬型重大事故等対処設備を運搬し、又は他の設備の被害状況を把握するため、発電所内の道路及び通路が確保できるよう、以下のｄ．発電所内の屋外道路及び屋内通路の確保
重大事故等時において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把 ■用語の統一（※1）
握するため，発電所内の道路及び通路が確保できるよう，以下の設計とする。

設計とする。
アクセスルートは、自然現象、外部人為事象、溢水及び火災を想定しても、運搬、移動に支障をきたすことのないよう、迂回路も考慮して複数のアクセスルートを確保する。

設計方針の相違

アクセスルートは，自然現象，外部人為事象，溢水及び火災を想定しても，運搬，移動に支障をきたすことのないように，迂回路等も考慮して複数のアクセスルートを確保する。
なお，屋外アクセスルートは，基準地震動Ｓｓ及び敷地遡上津波の影響を受けないルートを確保する。

「迂回路等」の「等」は，別ルートを示している。先行 BWR プラントでは，通行予定のア
クセスルートに地震等の影響がある場合，影響範囲を回避し，本来のルートに戻るよ
うなルートを「迂回路」と定義している。しかし，東二の屋外ルートは，目的地に対して複数の独立したルートを確保することから，「別ルート」と定義している。屋外ルートは，地震や敷地遡上津波の影響を受けないルートを確保する。

屋内及び屋外アクセスルートは、自然現象に対して地震、津波、洪水、風(台風)、竜巻、

屋外及び屋内アクセスルートは，自然現象に対して地震，津波，洪水，風（台風），竜巻， ■《先行 BWR プラントとの相違点》

凍結、降水、積雪、落雷、地滑り、火山の影響、生物学的事象、森林火災及び高潮を考慮

凍結，降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象，森林火災及び高潮を考慮し，先行 BWR プラントでは，抽出理由等を記載。

し、外部人為事象に対して飛来物(航空機落下等)、ダムの崩壊、爆発、近隣工場等の火災、外部人為事象に対して飛来物（航空機落下等），ダムの崩壊，爆発，近隣工場等の火災，有毒

ただし，事象抽出は他条文で実施しており，

有毒ガス、船舶の衝突、電磁的障害及び故意による大型航空機の衝突その他テロリズムを考

ガス，船舶の衝突，電磁的障害及び故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムを考慮す

43 条には先行 PWR プラントと同様に抽出結

慮する。

る。

果を記載する。
「船舶の衝突」の追加

なお、自然現象のうち洪水及び地滑りについては、立地的要因により設計上考慮する必要はない。
また、外部人為事象のうちダムの崩壊については立地的要因により設計上考慮する必要はない。

なお，自然現象のうち洪水及び地滑りについては，立地的要因により設計上考慮する必要はない。
また，外部人為事象のうちダムの崩壊については，立地的要因により設計上考慮する必要は
ない。

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基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４３条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉
電磁的障害に対しては道路面が直接影響を受けることはないことから、アクセスルートへの影響はない。
屋外アクセスルートに対する、地震による影響(周辺構築物の倒壊、周辺機器の損壊、周辺

備考

東海第二発電所

電磁的障害に対しては，道路面が直接影響をうけることはないことからアクセスルートへの影響はない。
屋外アクセスルートに対する地震による影響（周辺構造物の倒壊，周辺斜面の崩壊及び道路

斜面の崩壊、道路面の滑り)、その他自然現象による影響(台風及び竜巻による飛来物、積面のすべり），その他自然現象による影響（風（台風）及び竜巻による飛来物，積雪，火山の

雪、火山の影響)を想定し、複数のアクセスル一トの中から、早期に復旧可能なアクセスルー影響）を想定し，複数のアクセスルートの中から，早期に復旧可能なアクセスル一トを確保す

トを確保するため、障害物を除去可能なホイールローダを3号炉及び4号炉で1セット1台使用るため，障害物を除去可能なホイールローダを 1 セット 2 台使用する。ホイールロ一ダの保有 先行 PWR プラントと同様にホイールローダのする。ホイールロ一ダの保有数は、3号炉及び4号炉で1セット1台、故障時及び保守点検によ

数は，1 セット 2 台，故障時及び保守点検による待機除外時の予備として 3 台の合計 5 台を分 保有数について，具体的に記載した。

る待機除外時のバックアップ用として1台の合計2台(3号及び4号炉共用)を分散して保管する

散して保管する設計とする。

記載の適正化設計とする。
また、降水及び地震による屋外タンクからの溢水に対して、道路上の自然流下も考慮した上で、通行への影響を受けない箇所にアクセスルートを確保する設計とする。
津波の影響については、基準津波による遡上高さに対して十分余裕を見た高さにアクセス
ルートを確保する設計とする。

また，降水及び地震による屋外タンクからの溢水に対しては，道路上への自然流下も考慮した上で，通行への影響を受けない箇所にアクセスルートを確保する設計とする。
津波の影響については，基準津波を超え敷地に遡上する津波による遡上高さに対して十分余裕を見た高さに高所のアクセスルートを確保する設計とする。

設計方針の相違
東二は，敷地に遡上する津波について影響を考慮する必要があるので，この影響を考慮した設計方針としており，複数設定したアクセスルートのうち，基準津波を超え敷地に遡上する津波に対しては，高所のアクセスルートを確保する。

また、高潮に対して、通行への影響を受けない敷地高さにアクセスルートを確保する設計とする。
自然現象のうち凍結、森林火災、外部人為事象のうち飛来物(航空機落下等)、爆発、近隣

また，高潮に対しては，通行への影響を受けない敷地高さにアクセスルートを確保する設計とする。
自然現象のうち凍結，森林火災，外部人為事象のうち飛来物（航空機落下等），爆発，近隣 ■設計方針の相違

工場等の火災、有毒ガス、船舶の衝突に対しては、迂回路も考慮した複数のアクセスルート

工場等の火災，有毒ガス，船舶の衝突に対しては，複数のアクセスルートを確保する設計とす

これらの事象に対して迂回は想定しておらを確保する設計とする。落雷に対しては道路面が直接影響を受けることはないため、生物学る。落雷に対しては，道路面が直接影響を受けることはないため，生物学的事象に対しては，ず，通行が阻害された場合は別ルート選定で的事象に対しては容易に排除可能なため、アクセスルートへの影響はない。

容易に排除可能なため，アクセスルートへの影響はない。

きるように複数のアクセスルートを確保する。

屋外アクセスルートは、基準地震動による地震力に対して、運搬、移動に支障をきたさな

屋外のアクセスルートは，地震の影響による周辺斜面の崩壊及び道路面のすべりで崩壊土砂 ■設計方針の相違(先行 BWR プラント同様)

い地盤に設定することで通行性を確保する設計とする。基準地震動による周辺斜面の崩壊やが広範囲に到達することを想定した上で，ホイールローダによる崩壊箇所の復旧又は別ルート

先行 BWR プラントでは，崩壊土砂量が多く，道路面の滑りに対しては、崩壊土砂が広範囲に到達することを想定した上で、ホイールローの通行を行うことで，通行性を確保できる設計とする。また，地震時に使用を想定するルート

重機による崩壊箇所の初期対応（車両が通ダによる崩壊箇所の仮復旧を行うことで通行性を確保できる設計とする。不等沈下や地下構に不等沈下等に伴う段差の発生が想定される箇所においては，段差緩和対策等を行う設計とす行できるような復旧（路面の露出なし））を造物の損壊に伴う段差の発生が想定される箇所においては、段差緩和対策を講じるが、想定

る。

「仮復旧」
，2 次的被害を防止するための対を上回る段差発生時にはホイールローダによる仮復旧により、通行性を確保できる設計とす

応（法面の緩勾配化，押さえ等）を「復旧」る。

と定義している。また，地震時に使用するア
クセスルートは，全て段差緩和対策等を行

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基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４３条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

備考

東海第二発電所う。なお，「段差緩和対策等」の「等」は路盤補強，土のうを予めトレンチ等に入れておく等（具体的な対策内容はこれから）を示している。

屋外アクセスルートは、考慮すべき自然現象のうち、凍結及び積雪に対しては、車両への

屋外アクセスルートは，考慮すべき自然現象のうち凍結及び積雪に対しては，道路について

タイヤチェーン等装着により通行性を確保できる設計とする。また、地震による薬品タンク

は融雪剤を配備し，車両についてはタイヤチェーン等を装着することにより通行性を確保でき車両は，
常時スタッドレスタイヤ装着しておからの漏えいに対しては、薬品保護具の着用により通行する。なお、車両のタイヤチェーン

る設計とする。また，地震による薬品タンクからの漏えいに対しては，必要に応じて薬品防護

り，気象情報より，配備した融雪剤の散布等等の配備等については、「添付書類十5.1重大事故等対策」に示す。

具の着用により通行する。なお，融雪剤の配備等については，「添付書類十 5.1 重大事故等対の事前の対策を行うことで，アクセス性の確策」に示す。

保が可能であるが，タイヤチェーンの配備も先行 PWR プラントの対策反映行うこととする。
設計方針の相違
屋外：漏えいした薬品は路面勾配による路肩への流下，アクセスルートと薬品タンクが10m 以上離れていることから，薬品の影響は小さく，薬品防護具の着用は不要。
屋内：廃棄物処理棟内の作業は薬品の影響が想定されるため，薬品防護具を着用。廃棄物
処理棟以外の屋内作業は薬品の影響が想定されないため，薬品防護具の着用は不要。

故意による大型航空機の衝突その他テロリズムに対しては、速やかな消火活動等を実施す故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムに対しては，速やかな消火活動等を実施する。なお、消火活動等の対応については、「添付書類十5.2大規模な自然災害又は故意によるる。なお，消火活動等の対応については，「添付書類十 5.2 大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムへの対応における事項」に示す。

大型航空機の衝突その他のテロリズムへの対応における」に示す。

屋外アクセスルートの地震発生時における、火災の発生防止策(可燃物収納容器の固縛によ

屋外アクセスルートの地震発生時における，火災の発生防止策（可燃物収納容器の固縛による転倒防止)及び火災の拡大防止策(大量の可燃物を内包する変圧器等の防油堰の設置)についる転倒防止）及び火災の拡大防止策（大量の可燃物を内包する変圧器の防油堤の設置）につい ■記載表現の相違ては、「火災防護計画」に定める。

ては，「火災防護計画」に定める。

（先行 BWR プラントと同様）
防油堤の設置は，変圧器に対して実施する。

屋内アクセスルートは、津波、その他自然現象による影響(台風及び竜巻による飛来物、

屋内アクセスルートは，津波，その他の自然現象による影響（風（台風）及び竜巻による飛凍結、降水、積雪、落雷、火山の影響、生物学的事象、森林火災)及び外部人為事象(飛来物

来物，凍結，降水，積雪，落雷，火山の影響，生物学的事象及び森林火災）及び外部人為事象 ■記載表現の相違(航空機落下等)、爆発、近隣工場等の火災、有毒ガス及び船舶の衝突)に対して、外部から（飛来物（航空機落下等），爆発，近隣工場等の火災，有毒ガス及び船舶の衝突）に対しては， （先行 BWR プラントと同様）の衝撃による損傷の防止が図られた施設内に確保する設計とする。

外部からの衝撃による損傷の防止が図られた施設内に確保する設計とする。

屋内アクセスルートにおいては、溢水等に対しては、アクセスルートでの被ばくを考慮した放射線防護具を着用する。

屋内アクセスルートにおいては，溢水等に対してアクセスルートでの被ばくを考慮した放射線防護具を着用する。

また、地震時に資機材の転倒により通行が阻害されないように火災の発生防止対策や、通また，地震時に資機材の転倒により通行が阻害されないように火災の発生防止対策や，通行行性確保対策として、アクセスルートへは撤去出来ない資機材を設置しないこととするとと性確保対策として，アクセスルートへは通行可能な通路幅が確保できない資機材を設置しない

もに、撤去可能な資機材についても必要に応じて落下防止、転倒防止、固縛等により通行にこととするとともに，通行可能な通路幅が確保できる資機材についても必要に応じて落下防設計方針の相違
通行を阻害する物品はあらかじめ撤去する。

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玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４３条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉
支障をきたさない措置を講じる。

備考

東海第二発電所止，転倒防止，固縛等により通行に支障をきたさない措置を講じる。

屋内及び屋外アクセスルートにおいては、停電時及び夜間時の確実な運搬や移動のため可屋外及び屋内アクセスルートにおいては，被ばくを考慮した放射線防護具の配備を行い，移搬型照明装置を配備する。なお、これら運用については「添付書類十5.1重大事故等対策」に

動時及び作業時の状況に応じて着用する。また，夜間及び停電時の確実な運搬や移動のため可アクセスルートにおける放射線防護具の配示す。

搬型照明装置を配備する。これらの運用については，「添付書類十 5.1 重大事故等対策」に示

備，使用について記載。
（先行 BWR プラント

す。

と同様）

記載方針の相違

保護具の着用は炉心損傷の有無による。

(2)試験・検査性(2) 試験・検査性

重大事故等対処設備は、健全性及び能力を確認するため、発電用原子炉の運転中又は停止

重大事故等対処設備は，健全性及び能力を確認するため，発電用原子炉の運転中又は停止中中に必要な箇所の保守点検、試験又は検査を実施できるよう、機能・性能の確認、漏えいのに必要な箇所の保守点検，試験又は検査を実施できるように，機能・性能の確認，漏えいの有「原子炉」については，固有の機器名とし有無の確認、分解点検等ができる構造とする。また、接近性を考慮して必要な空間等を備

無の確認，分解点検等ができる構造とする。また，接近性を考慮して必要な空間等を備え，構て，使用する場合は，「原子炉」それ以外はえ、構造上接近又は検査が困難である箇所を極力少なくする。

造上接近又は検査が困難である箇所を極力少なくする。

「発電用原子炉」としている。

■記載方針の相違

・「分解点検等」の「等」とは，補足資料共－2「類型化区分及び適合内容」の「試験・検査性について」の試験又は検査を示している。

試験及び検査は、使用前検査、施設定期検査、定期安全管理検査及び溶接安全管理検査の法定検査に加え、保全プログラムに基づく点検を実施できる設計とする。

試験及び検査は，使用前検査，施設定期検査，定期安全管理検査及び溶接安全管理検査の法定検査に加え，保全プログラムに基づく点検が実施できる設計とする。

発電用原子炉の運転中に待機状態にある重大事故等対処設備は、試験又は検査によって発電用

原子炉の運転中に待機状態にある重大事故等対処設備は，原子炉の運転に大きな影響を及ぼす

原子炉の運転に大きな影響を及ぼす場合を除き、運転中に定期的に試験又は検査ができる設計と場合を除き，運転中に定期的な試験又は検査ができる設計とする。また，多様性又は多重性を備する。また、多様性又は多重性を備えた系統及び機器にあっては、各々が独立して試験又は検査

えた系統及び機器にあっては，各々が独立して試験又は検査ができる設計とする。

ができる設計とする。
多様化自動作動設備は、運転中に重大事故等対処設備としての機能を停止したうえで試験がで設備の相違きるとともに、このとき原子炉停止系及び非常用炉心冷却系等の不必要な動作が発生しない設計

BWR プラントで多様化自動作動設備に相当とする。

する ATWS 緩和設備は，運転中に試験又は検査を実施した場合，誤操作によりプラントに外乱を与える可能性があることから，停止中に試験又は検査を行う設計としている。
（先行 BWR プラントと同様）

重大事故等対処設備のうち電源は、電気系統の重要な部分として適切な定期的試験及び検査が可能な設計とする。

重大事故等対処設備のうち電源は，電気系統の重要な部分として適切な定期試験及び検査が可

記載の適正化（旧）代替電源設備

能な設計とする。

構造・強度の確認又は内部構成部品の確認が必要な設備については、原則として分解・開放(非構造・強度の確認又は内部構成部品の確認が必要な設備は，原則として分解・開放（非破壊検破壊検査を含む。)が可能な設計とし、機能・性能確認、各部の経年劣化対策及び日常点検を考慮

査を含む。
）が可能な設計とし，機能・性能確認，各部の経年劣化対策及び日常点検を考慮するすることにより、分解・開放が不要なものについては外観の確認が可能な設計とする。

ことにより，分解・開放が不要なものについては，外観の確認が可能な設計とする。

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玄海発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】

玄海発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

6.7 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
6.8 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
6.7.1 概要6.8.1 概要
運転時の異常な過渡変化時において発電用原子炉の運転を緊急に停止すること 本条に、旧定義「設計基準拡 張設
運転時の異常な過渡変化時において発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象が発生するおそれがある場合又は当該事象が発生した場合においができない事象（以下「ＡＴＷＳ」という。
）が発生するおそれがある場合又は当該 備」に該当する設備はない。
ても炉心の著しい損傷を防止するため、原子炉冷却材圧力バウンダリ及び原子炉格事象が発生した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉冷却材圧 ･ATWS の定義を反映。
納容器の健全性を維持するとともに、発電用原子炉を未臨界に移行するために必要
力バウンダリ及び原子炉格納容器の健全性を維持するとともに，発電用原子炉を未な重大事故等対処設備を設置する。
臨界に移行するために必要な重大事故等対処設備を設置する。
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の概略系統図を第緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界に移行するための設備の系統概要図を
6.8.1 図から第 6.8.5 図に示す。
第 6.7-1 図から第 6.7-5 図に示す。
6.8.2 設計方針
6.7.2 設計方針
・設備の相違緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界に移行するための設備として以下の重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として重大事故等対 （先行 BWR と同じ設備。技術的能力と大事故等対処設備(手動による原子炉緊急停止、原子炉出力抑制(自動)、原子炉出処設備（代替制御棒挿入機能による制御棒挿入，原子炉再循環ポンプ停止による原 の整合）
力抑制(手動)及びほう酸水注入)を設ける。
子炉出力抑制及びほう酸水注入系）を設ける。
・BWR 特有の設備
なお，原子炉緊急停止失敗時に自動減圧系が作動すると，高圧炉心スプレイ系， （先行 BWR と同じ機能。技術的能力と低圧注水系及び低圧炉心スプレイ系から大量の冷水が注水され，出力の急激な上昇 の整合）につながるため，自動減圧系の起動阻止スイッチにより自動減圧系及び過渡時自動減圧機能による自動減圧を阻止する。
(1) フロントライン系故障時に用いる設備
a. 手動による原子炉緊急停止
原子炉緊急停止が必要な原子炉トリップ設定値に到達した場合において、原子炉安全保護ロジック盤の故障等により原子炉自動トリップに失敗した場合の重大事故等対処設備(手動による原子炉緊急停止)として、原子炉トリップスイッチを使用する。
原子炉トリップスイッチは、手動による原子炉緊急停止ができる設計とする。

具体的な設備は、以下のとおりとする。
・原子炉トリップスイッチ(1) フロントライン系故障時に用いる設備
a． 代替制御棒挿入機能による制御棒挿入
発電用原子炉が運転を緊急に停止していなければならない状況にもかかわらず，原子炉出力のパラメータの変化から緊急停止していない場合の重大事故等対処設備として，代替制御棒挿入機能による制御棒挿入を使用する。
代替制御棒挿入機能による制御棒挿入は，検出器（原子炉圧力及び原子炉水位），論理回路及び代替制御棒挿入機能用電磁弁で構成し，原子炉圧力高又は原子炉水位異常低下（レベル 2）の信号により全制御棒を全挿入させて原子炉を未臨界にできる設計とする。
代替制御棒挿入機能による制御棒挿入は，制御棒が自動挿入しない場合に，手動によるスイッチ操作で制御棒，制御棒駆動機構及び制御棒駆動系水圧制御ユニットを作動させることにより制御棒挿入ができる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）
・ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）手動スイッチ
・制御棒（3.3 原子炉停止系）
・制御棒駆動機構（3.3 原子炉停止系）

・設備の相違（技術的能力との整合）
・先行 BWR は，原子炉圧力もパラメー
タ対象としているが，ATWS 判断を原子炉出力としているため，相違している。
・先行 BWR は，「推定」と明記しているが，原子炉出力を確認後 ATWS 判断するため「推定」を削除
・先行 BWR は，制御棒等を設計基準拡張設備と位置付けているため記載していない。
・手動操作で未臨界にできる設計のため主要設備に反映。
・制御棒，制御棒駆動機構及び制御棒
駆動系水圧制御ユニットを重大事故
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赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】

玄海発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

・制御棒駆動系水圧制御ユニット（3.3 原子炉停止系）

その他、設計基準事故対処設備である反応度制御設備の制御棒クラスタ、原子炉保護設備の原子炉トリップ遮断器を重大事故等対処設備として使用する。

等対処設備として位置付けるため反映。
その他，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備の非常用ディーゼル ・設備の相違
発電機を重大事故等対処設備として使用する。
（技術的能力との整合）

b. 原子炉出力抑制(自動)原子炉緊急停止が必要な原子炉トリップ設定値に到達した場合において、原子炉安全保護ロジック盤又は原子炉トリップ遮断器の故障等により原子炉自動ト
リップに失敗した場合の重大事故等対処設備(原子炉出力抑制(自動))として、多様化自動作動設備、主蒸気系統設備の主蒸気隔離弁、主蒸気逃がし弁及び主蒸気
安全弁、給水設備の電動補助給水ポンプ及びタービン動補助給水ポンプ、2 次系
補給水設備の復水タンク並びに 1 次冷却設備の蒸気発生器、加圧器逃がし弁及び加圧器安全弁を使用する。
多様化自動作動設備は、発信する作動信号によるタービントリップ及び主蒸気

b． 原子炉再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制
・設備の相違発電用原子炉が運転を緊急に停止していない状況にもかかわらず，原子炉出力 （技術的能力との整合）のパラメータの変化から緊急停止していない場合の重大事故等対処設備として， ・先行 BWR は，原子炉圧力もパラメー
原子炉再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制を使用する。
タ対象としているが，ATWS 判断を原子原子炉再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制は，検出器（原子炉圧力及び原 炉出力としているため，相違してい子炉水位），論理回路，原子炉再循環ポンプ遮断器及び原子炉再循環ポンプ低速 る。
度用電源装置遮断器で構成し，原子炉圧力高又は原子炉水位異常低下（レベル 2） ・先行 BWR は，推定と明記しているが，の信号により原子炉再循環ポンプを自動停止させ，原子炉の出力抑制ができる設 原子炉出力を確認後 ATWS 判断するた計とする。
め「推定」を削除

隔離弁の閉止により、1 次系から 2 次系への除熱を過渡的に悪化させることで原
子炉冷却材温度を上昇させ、減速材温度係数の負の反応度帰還効果により原子炉出力を抑制できる設計とする。また、多様化自動作動設備は、復水タンクを水源とする電動補助給水ポンプ及びタービン動補助給水ポンプを自動起動させ、蒸気発生器水位の低下を抑制するとともに加圧器逃がし弁、加圧器安全弁、主蒸気逃がし弁及び主蒸気安全弁の作動により 1 次冷却系統の過圧を防止することで、原子炉冷却材圧力バウンダリ及び原子炉格納容器の健全性を維持できる設計とする。
具体的な設備は、以下のとおりとする。
・多様化自動作動設備
・主蒸気隔離弁・電動補助給水ポンプ
・タービン動補助給水ポンプ
・復水タンク・蒸気発生器・主蒸気逃がし弁・主蒸気安全弁・加圧器逃がし弁・加圧器安全弁
その他、設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機並びに 1 次冷却設備の 1 次冷却材ポンプ、原子炉容器及び加圧器を重大事故等対処設
備として使用する。

原子炉再循環ポンプ停止による原子炉出力抑制は，原子炉再循環ポンプが自動停止しない場合に，手動によるスイッチ操作で原子炉再循環ポンプ遮断器及び原
子炉再循環ポンプ低速度用電源装置遮断器を開放させることができる設計とする。

具体的な設備は，以下のとおりとする。
・ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリップ機能）
・原子炉再循環ポンプ遮断器手動スイッチ
・低速度用電源装置遮断器手動スイッチ

・先行 BWR は，電源装置により電源を切り離すが，東二は遮断器で電源を開放させる
・先行 BWR との出力抑制方法の相違

・設備の相違（先行 BWR 及び技術的能力との整合）・手動操作で出力抑制できる設計のため主要設備に反映。

その他，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備の非常用ディーゼル ・設備の相違（技術的能力との整合）
発電機を重大事故等対処設備として使用する。

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玄海発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】

玄海発電所 ３／４号炉

c. 原子炉出力抑制(手動)
多様化自動作動設備から作動信号が発信した場合において、原子炉の出力を抑制するために必要な機器等が自動作動しなかった場合の重大事故等対処設備(原子炉出力抑制(手動))として、主蒸気系統設備の主蒸気隔離弁、主蒸気逃がし弁
及び主蒸気安全弁、給水設備の電動補助給水ポンプ及びタービン動補助給水ポン
プ、2 次系補給水設備の復水タンク並びに 1 次冷却設備の蒸気発生器、加圧器逃がし弁及び加圧器安全弁を使用する。
中央制御室での操作により、手動で主蒸気隔離弁を閉止することで原子炉出力を抑制するとともに、復水タンクを水源とする電動補助給水ポンプ及びタービン
動補助給水ポンプを手動で起動し、補助給水を確保することで蒸気発生器水位の低下を抑制し、加圧器逃がし弁、加圧器安全弁、主蒸気逃がし弁及び主蒸気安全
弁の作動により 1 次冷却系統の過圧を防止できる設計とする。
具体的な設備は、以下のとおりとする。
・主蒸気隔離弁・電動補助給水ポンプ
・タービン動補助給水ポンプ
・復水タンク・蒸気発生器・主蒸気逃がし弁・主蒸気安全弁・加圧器逃がし弁・加圧器安全弁
その他、設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機並びに 1 次冷却設備の 1 次冷却材ポンプ、原子炉容器及び加圧器を重大事故等対処設
備として使用する。
d. ほう酸水注入
制御棒クラスタ、原子炉トリップ遮断器又は原子炉安全保護ロジック盤の故障等により原子炉トリップに失敗した場合の重大事故等対処設備(ほう酸水注入)
として、化学体積制御設備のほう酸ポンプ、緊急ほう酸注入弁、ほう酸タンク及
び充てんポンプを使用する。
ほう酸タンクを水源としたほう酸ポンプは、緊急ほう酸注入弁を介して充てん
ポンプにより炉心に十分な量のほう酸水を注入できる設計とする。
具体的な設備は、以下のとおりとする。
・ほう酸ポンプ

東海第二発電所

備考

・設備の相違c． 自動減圧系の起動阻止スイッチによる原子炉出力急上昇防止
ＡＴＷＳが発生した場合に，自動減圧系の起動阻止スイッチを 2 個動作させる （技術的能力との整合）ことで原子炉の自動による減圧を防止する設計とする。
・起動阻止スイッチは，自動減圧機能及び過渡時自動減圧機能の動作を防止することで，冷水の注水を防止し,原子炉を未臨界にするために設置するものであるため，東 2 は原子炉を未臨界のするための設備と位置づけ 44
条で整理している。（以降標記の理由は、※１と同様の理由と記載）

具体的な設備は，以下のとおりとする。
・自動減圧系の起動阻止スイッチ

その他，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備の非常用ディーゼル ・設備の相違
発電機を重大事故等対処設備として使用する。
（先行 BWR 及び技術的能力との整合）

d． ほう酸水注入・設備の相違ＡＴＷＳが発生した場合に，ほう酸水を注入することにより原子炉を未臨界に （先行 BWR 及び技術的能力との整合）する設計とする。
ほう酸水注入は，ほう酸水注入ポンプ及びほう酸水貯蔵タンクを使用する。
ほう酸水貯蔵タンクを水源としたほう酸水注入ポンプにより炉心に十分な量のほう酸水を注入できる設計とする。

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玄海発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】

玄海発電所 ３／４号炉・緊急ほう酸注入弁
・ほう酸タンク・充てんポンプ
化学体積制御設備を構成するほう酸フィルタ及び再生熱交換器は、設計基準事
故対処設備の一部を流路として使用することから、流路に係る機能について重大事故等対処設備としての設計を行う。
その他、設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機並びに 1 次冷却設備の蒸気発生器、1 次冷却材ポンプ、原子炉容器及び加圧器を重大事故等対処設備として使用する。
ほう酸ポンプが故障により使用できない場合の重大事故等対処設備(ほう酸水注入)として、化学体積制御設備の充てんポンプ及び非常用炉心冷却設備の燃料取替用水タンクを使用する。
燃料取替用水タンクを水源とした充てんポンプは、化学体積制御系統により炉心に十分な量のほう酸水を注入できる設計とする。
具体的な設備は、以下のとおりとする。
・充てんポンプ

東海第二発電所

備考

具体的な設備は，以下のとおりとする。
・ほう酸水注入ポンプ（3.3 原子炉停止系）
・ほう酸水貯蔵タンク（3.3 原子炉停止系）
その他，設計基準事故対処設備である原子炉圧力容器及び非常用交流電源設備 ・設備の相違（先行 BWR 及び技術的能力との整合）である非常用ディーゼル発電機を重大事故等対処設備として使用する。

・燃料取替用水タンク
化学体積制御設備を構成する再生熱交換器は、設計基準事故対処設備の一部を流路として使用することから、流路に係る機能について重大事故等対処設備としての設計を行う。その他、設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディー
ゼル発電機並びに 1 次冷却設備の蒸気発生器、1 次冷却材ポンプ、原子炉容器及び加圧器を重大事故等対処設備として使用する。
制御棒クラスタ、原子炉トリップ遮断器及びディーゼル発電機は、設計基準事
故対処設備であるとともに、重大事故等時においても使用するため、「1.1.7 重
大事故等対処設備に関する基本方針」に示す設計方針を適用する。ただし、多様性、位置的分散等を考慮すべき対象の設計基準事故対処設備はないことから、「1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針」のうち多様性、位置的分散等の設計方針は適用しない。

ディーゼル発電機の詳細については、「10.2 代替電源設備」、1 次冷却設備を構成する蒸気発生器、1 次冷却材ポンプ、原子炉容器及び加圧器の詳細について
は、「5.1 1 次冷却設備 5.1.2 重大事故等時」にて記載する。

制御棒，制御棒駆動機構，制御棒駆動系水圧制御ユニット，原子炉再循環 ・設備の相違
ポンプ遮断器手動スイッチ，低速度用電源装置遮断器手動スイッチ，ほう酸水注 （技術的能力との整合）
入ポンプ及びほう酸水貯蔵タンクは，設計基準事故対処設備であるとともに，重大事故等時においても使用するため，「1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針」に示す設計方針を適用する。ただし，多様性，位置的分散を考慮すべき対象の設計基準事故対処設備はないことから，「1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針」のうち多様性，位置的分散の設計方針は適用しない。
原子炉圧力容器については，「3.5 原子炉圧力容器」に示す。
非常用ディーゼル発電機については，「10.2 代替電源設備」に示す。

4／23

玄海発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】

玄海発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

6.7.2.1 多様性，位置的分散
6.8.2.1 多様性、位置的分散
基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。 ・東 2 はアナログ回路のため、ディジ
基本方針については、「1.1.7.1 多様性、位置的分散、悪影響防止等」に示す。
ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）の論理回路を使用した自動による制 タルとアナログの多様性は言えない
原子炉トリップスイッチを使用した手動による原子炉緊急停止は、手動により御棒挿入は，手動による原子炉緊急停止系に対して多様性を有する設計とする。 ため原子炉緊急停止系との自動と手原子炉トリップできることで、自動による原子炉トリップに対し多様性を持つ設
ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）手動スイッチを使用した手動による 動による多様性を反映計とする。
制御棒挿入は，自動による原子炉緊急停止系に対して多様性を有する設計とす
原子炉トリップスイッチは、原子炉補助建屋内の原子炉安全保護ロジック盤、る。
原子炉安全保護計装盤及び炉外核計装保護盤と異なる区画に設置することで、位置的分散を図る設計とする。

多様化自動作動設備を使用した原子炉出力抑制(自動)は、原子炉保護設備の作動に必要なプロセス計装と部分的に設備を共用するが、原子炉保護設備から電気的・物理的に分離することで原子炉保護設備と同時に機能喪失しない設計とする。また、原子炉出力抑制(自動)に使用する多様化自動作動設備並びに原子炉出力抑制(自動)及び原子炉出力抑制(手動)に使用する主蒸気隔離弁、電動補助給水

ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）の論理回路は，原子炉緊急停止系の論理回路から電気的・物理的に分離し，独立した盤として異なる区画に設置することで，共通要因によって同時に機能を損なわない設計とする。
ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，検出器から代替制御棒挿入機能
用電磁弁まで原子炉緊急停止系の検出器からスクラムパイロット弁に対して独

ポンプ、タービン動補助給水ポンプ、復水タンク、蒸気発生器、主蒸気逃がし弁、
主蒸気安全弁、加圧器逃がし弁及び加圧器安全弁は、制御棒クラスタ、原子炉トリップ遮断器、原子炉安全保護ロジック盤、原子炉安全保護計装盤及び炉外核計装保護盤とそれぞれ原理の異なる原子炉出力抑制方法を用いることで、多様性を持つ設計とする。
多様化自動作動設備は、原子炉保護設備から電気的・物理的に分離して独立した盤として、原子炉補助建屋内に設置することで位置的分散を図る設計とする。
主蒸気隔離弁、電動補助給水ポンプ、タービン動補助給水ポンプ、復水タンク、主蒸気逃がし弁及び主蒸気安全弁は、原子炉周辺建屋内の原子炉トリップ遮断器と異なる区画に設置し、蒸気発生器、加圧器逃がし弁及び加圧器安全弁は、原子炉格納容器内の制御棒クラスタと壁で分離された位置に設置する。これにより、
制御棒クラスタ及び原子炉トリップ遮断器並びに原子炉補助建屋内の原子炉安全保護ロジック盤、原子炉安全保護計装盤及び炉外核計装保護盤と位置的分散を図る設計とする。
ほう酸ポンプ、緊急ほう酸注入弁、ほう酸タンク、充てんポンプ及び燃料取替
用水タンクによるほう酸水注入は、制御棒クラスタ、原子炉トリップ遮断器、原
子炉安全保護ロジック盤、原子炉安全保護計装盤及び炉外核計装保護盤とそれぞれ原理の異なる原子炉出力抑制方法を用いることで多様性を持つ設計とする。
ほう酸ポンプ、緊急ほう酸注入弁、ほう酸タンク及び充てんポンプは、原了炉
補助建屋内の原子炉安全保護ロジック盤、原子炉安全保護計装盤及び炉外核計装保護盤と異なる区画に設置し、燃料取替用水タンクは、燃料取替用水タンク建屋内に設置する。これにより、原子炉安全保護ロジック盤、原子炉安全保護計装盤、立した構成とすることで，原子炉緊急停止系と共通要因によって同時に機能を損 ズを指す。
なわない設計とする。
・設備の相違（先行 BWR 及び技術的能力との整合）
ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，原子炉緊急停止系の電源と電気的に分離することで，原子炉緊急停止系と共通要因によって同時に機能を損なわない設計とする。
ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリップ機能）の論理回路を使用した自動による原子炉出力抑制は，手動による原子炉緊急停止系に対して多様性を有する設計とする。
ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリップ機能）の論理回路は，原
子炉緊急停止系の論理回路から電気的・物理的に分離し，独立した盤として異なる区画に設置することで，原子炉緊急停止系と共通要因によって同時に機能を損なわない設計とする。
ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリップ機能）は，検出器から原子炉再循環ポンプ遮断器及び原子炉再循環ポンプ低速度用電源装置遮断器まで
原子炉緊急停止系の検出器からスクラムパイロット弁に対して独立した構成とすることで，原子炉緊急停止系と共通要因によって同時に機能を損なわない設計とする。
ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリップ機能）は，原子炉緊急停止系の電源と電気的に分離することで共通要因によって同時に機能を損なわれない設計とする。

・先行 B 電力と同様
・先行 P 電力は位置的分散の記載はあるが，独立した盤が中央制御室にあるため位置的分散の記載はしていない。
・電気的とは，配線用遮断器，ヒュー・東 2 はアナログ回路のため、ディジ
タルとアナログの多様性は言えない
ため原子炉緊急停止系の手動による多様性を反映・先行 P 電力は位置的分散の記載はあるが，独立した盤が中央制御室にあるため位置的分散の記載はしていない。
・電気的とは，配線用遮断器，ヒュー
ズを指す。

5／23

玄海発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】

玄海発電所 ３／４号炉
炉外核計装保護盤、原子炉周辺建屋内の原子炉トリップ遮断器及び原子炉格納容器内の制御棒クラスタと位置的分散を図る設計とする。

東海第二発電所

備考

ほう酸水注入系は，制御棒，制御棒駆動機構及び制御棒駆動系水圧制御ユニットと共通要因によって同時に機能を損なわないよう，ほう酸水注入ポンプを非常用交流電源設備からの給電により駆動することで，アキュムレータにより駆動する制御棒，制御棒駆動機構及び制御棒駆動系水圧制御ユニットに対して多様性を持つ設計とする。
ほう酸水注入ポンプ及びほう酸水貯蔵タンクは，原子炉建屋原子炉棟内の制御棒，制御棒駆動機構及び制御棒駆動系水圧制御ユニットと異なる区画に設置することで，制御棒，制御棒駆動機構及び制御棒駆動系水圧制御ユニットと共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。

6.8.2.2 悪影響防止
6.7.2.2 悪影響妨止
基本方針については、「1.1.7.1 多様性、位置的分散、悪影響防止等」に示す。
基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
手動による原子炉緊急停止に使用する原子炉トリッブスイッチは、独立して信ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，検出器から代替制御棒挿入機能 ・設備の相違
号を発信することができる設計とする。また、原子炉トリップスイッチ、制御棒
用電磁弁まで，原子炉緊急停止系の検出器からスクラムパイロット弁に対して独 （技術的能力との整合）
クラスタ及び原子炉トリップ遮断器は、設計基準対象施設として使用する場合と立した構成とし，配線用遮断器及びヒューズで電気的に分離することで，原子炉 ・原子炉緊急停止系の具体的な設備を同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

原子炉出力抑制(自動)に使用する多様化自動作動設備は、原子炉トリップ信号
が原子炉保護設備より正常に発信した場合は、不必要な信号の発信を阻止できる
ことで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。原子炉出力抑制(自動)に使用する主蒸気隔離弁、電動補助給水ポンプ、タービン動補助給水ポンプ、復水タ
ンク、蒸気発生器、主蒸気逃がし弁、主蒸気安全弁、加圧器逃がし弁及び加圧器
安全弁は、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
原子炉出力抑制(手動)に使用する主蒸気隔離弁、電動補助給水ポンプ、タービ
ン動補助給水ポンプ、復水タンク、蒸気発生器、主蒸気逃がし弁、主蒸気安全弁、加圧器逃がし弁及び加圧器安全弁は、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

緊急停止系に悪影響を及ぼさない設計とする。また，ＡＴＷＳ緩和設備（代替制 反映
御棒挿入機能）は，原子炉緊急停止系の電源と電気的に分離することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）により作動する制御棒，制御棒駆動
機構及び制御棒駆動系水圧制御ユニットは，設計基準対象施設として使用する場
合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することから，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリップ機能）は，検出器から原 ・原子炉緊急停止系の具体的な設備を
子炉再循環ポンプ遮断器及び原子炉再循環ポンプ低速度用電源装置遮断器まで， 反映
原子炉緊急停止系の検出器からスクラムパイロット弁に対して独立した構成ととし，配線用遮断器及びヒューズで電気的に分離することで，原子炉緊急停止系に悪影響を及ぼさない設計する。また，ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポ
ンプトリップ機能）は，原子炉緊急停止系の電源と電気的に分離することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

ほう酸水注入に使用するほう酸ポンプ、緊急ほう酸注入弁、ほう酸タンク、充てんポンプ、ほう酸フィルタ、再生熱交換器及び燃料取替用水タンクは、設計基
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玄海発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】

玄海発電所 ３／４号炉
準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

東海第二発電所

備考

ほう酸水注入系に使用するほう酸水注入ポンプ及びほう酸水貯蔵タンクは，設計基準事故対処設備として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

自動減圧系の起動阻止スイッチは，過渡時自動減圧機能と自動減圧系で阻止ス ※１と同様の理由
イッチを共用しているが，スイッチの接点で分離することで，自動減圧系に悪影 ・先行 BWR は，（ハードスイッチ）を明
響を及ぼさない設計とする。
記しているが，ハードスイッチ若しく
はディジタル盤のスイッチ操作することで設計するため明記していない。
・設備の相違（先行 BWR 及び技術的能力との整合）
6.8.2.3 容量等
6.7.2.3 容 量 等
基本方針については、「1.1.7.2 容量等」に示す。
基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。
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として使用する多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として使用するＡ
様化自動作動設備は、重大事故等時に「蒸気発生器水位低」の原子炉トリップ信ＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，想定される重大事故等時において，号の計装誤差を考慮して確実に作動する設計とする。
原子炉圧力高又は原子炉水位異常低下（レベル 2）の信号の計器誤差を考慮して ・設備の相違
原子炉出力抑制(自動)及び原子炉出力抑制(手動)において、主蒸気隔離弁の閉止に伴う 1 次冷却系統の過圧のピークを抑えるために使用する加圧器逃がし弁及び加圧器安全弁は、設計基準事故時の 1 次冷却系統の過圧防止機能と兼用しており、設計基準事故時に使用する場合の弁放出流量が、主蒸気隔離弁の閉止による 1 次冷却系統の過圧防止に必要な弁放出流量に対して十分であるため、設計基
準事故対処設備と同仕様で設計する。また、その後の 1 次冷却系統を安定させるために使用する電動補助給水ポンプ、タービン動補助給水ポンプ、復水タンク、蒸気発生器、主蒸気逃がし弁及び主蒸気安全弁は、設計基準事故時の蒸気発生器
2 次側による冷却機能と兼用しており、設計基準事故時に使用する場合のポンプ
流量、タンク容量、伝熱容量及び弁放出流量が、主蒸気隔離弁の閉止による 1 次
冷却系統の過圧防止に必要なポンプ流量、タンク容量、伝熱容量及び弁放出流量に対して十分であるため、設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
原子炉トリップに失敗した場合における原子炉を未臨界状態へ移行するためにほう酸水を炉心注入する設備として使用するほう酸ポンプ、ほう酸タンク、充てんポンプ及び燃料取替用水タンクは、設計基準事故時のほう酸水を 1 次系に注入する機能と兼用しており、設計基準事故時に使用する場合のポンプ流量及びタ
ンク容量が、原子炉トリップ失敗の場合に原子炉を未臨界状態とするために必要なポンプ流量及びタンク容量に対して十分であるため、設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
6.8.2.4 環境条件等
基本方針については、「1.1.7.3 環境条件等」に示す

確実に作動する設計とする。
制御棒駆動系水圧制御ユニットは，設計基準事故対処設備としての仕様が想定される重大事故等時において．発電用原子炉を未臨界にするために必要な制御棒を全挿入することが可能な駆動水を有する容量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
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として使用するＡ
ＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリップ機能）は，想定される重大事
故等時において，原子炉圧力高又は原子炉水位異常低下（レベル 2）信号の計器誤差を考慮して確実に作動させることで，原子炉再循環ポンプ 2 台を自動停止す
る設計とする。

（技術的能力との整合）
・先行 BWR は，原子炉水位レベル 3 の信号で 4 台,原子炉水位レベル 2 の信号で 6 台再循環ポンプ停止するため相違あり。

ほう酸水注入系に使用するほう酸水注入ポンプ及びほう酸水貯蔵タンクは，設 ・設備が同等である柏崎と同様
計基準事故対処設備としての仕様が，想定される重大事故等時において．発電用原子炉を未臨界にするために必要な負の反応度添加率を確保するための容量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。

6.7.2.4 環境条件等
基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。
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玄海発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】

玄海発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

原子炉トリップスイッチは、中央制御室内に設置し、重大事故等時における環
境条件を考慮した設計とする。操作は中央制御室で可能な設計とする。
制御棒クラスタ、蒸気発生器、加圧器逃がし弁、加圧器安全弁及び再生熱交換器は、原子炉格納容器内に設置し、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
原子炉トリップ遮断器、主蒸気隔離弁、電動補助給水ポンプ、タービン動補助
給水ポンプ、復水タンク、主蒸気逃がし弁及び主蒸気安全弁は、原子炉周辺建屋内に設置し、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。主蒸気隔離
弁、電動補助給水ポンプ及びタービン動補助給水ポンプの操作は中央制御室で可能な設計とする。

ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，中央制御室，原子炉建屋付属棟 ・玄海，柏崎と相違なし
及び原子炉建屋原子炉棟内に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。また，中央制御室での操作が可能な設計とする。
ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）により作動する制御棒，制御棒駆動
機構及び制御棒駆動系水圧制御ユニットは，原子炉格納容器内及び原子炉建屋原
子炉棟内に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリップ機能）は，中央制御室，
原子炉建屋付属棟及び原子炉建屋原子炉棟内に設置し，重大事故等時における環
境条件を考慮した設計とする。また，中央制御室での操作が可能な設計とする。

多様化自動作動設備、ほう酸ボンプ、緊急ほう酸注入弁、ほう酸タンク、充て
んポンプ及びほう酸フィルタは、原子炉補助建屋内に設置し、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。ほう酸ポンプ、緊急ほう酸注入弁及び充てんポンプの操作は中央制御室で可能な設計とする。
燃料取替用水タンクは、燃料取替用水タンク建屋内に設置し、重大事故等時にほう酸水注入ポンプ及びほう酸水貯蔵タンクは，原子炉建屋原子炉棟内に設置 ・設備が同等である柏崎と同様
し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
ほう酸水注入系の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室で可能な設計とする。
自動減圧系の起動阻止スイッチは，中央制御室内に設置し，重大事故等時にお ･設備の相違

おける環境条件を考慮した設計とする。

ける環境条件を考慮した設計とする。また，中央制御室での操作が可能な設計と （先行 BWR との整合）する。
※1 と同様の理由

6.7.2.5 操作性の確保
6.8.2.5 操作性の確保
基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
基本方針については、「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，想定される重大事故等時におい原子炉トリップスイッチ、制御棒クラスタ及び原子炉トリップ遮断器を使用して，他の系統と切替えることなく使用できる設計とする。
た手動による原子炉緊急停止を行う系統は、重大事故等が発生した場合でも、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備とし
ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）は，原子炉圧力高及び原子炉水位異て使用する設計とする。原子炉トリップスイッチは、中央制御室の制御盤の操作常低下（レベル 2）の検出器を多重化し，2 チャンネルを設け，チャンネル毎にスイッチでの操作が可能な設計とする、多様化自動作動設備を使用した原子炉出原子炉圧力高論理を「mixed 1 out of 2」論理及び原子炉水位異常低下（レベル
力抑制(自動)を行う系統は、重大事故等時に多様化自動作動設備から自動で信号2）を「mixed 1 out of 2」論理で自動的に作動する設計とする。
を発信する設計とする。
ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）手動スイッチは，中央制御室のスイ主蒸気隔離弁を使用した原子炉出力抑制(自動)を行う系統及び電動補助給水
ッチでの操作が可能な設計とする。
ポンプ、タービン動補助給水ボンブ、復水タンク、蒸気発生器、主蒸気逃がし弁、ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）により作動する制御棒，制御棒駆動
主蒸気安全弁、加圧器逃がし弁及び加圧器安全弁を使用した 1 次冷却系統の過圧機構及び制御棒駆動系水圧制御ユニットは，操作不要な設計とする。
防止を行う系統は、重大事故等が発生した場合でも、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。
主蒸気隔離弁を使用した原子炉出力抑制(手動)を行う系統及び電動補助給水
ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリップ機能）は，想定される重ポンプ、タービン動補助給水ポンプ、復水タンク、蒸気発生器、主蒸気逃がし弁、
大事故等時において，他の系統と切替えることなく使用できる設計とする。
主蒸気安全弁、加圧器逃がし弁及び加圧器安全弁を使用した 1 次冷却系統の過圧
ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリップ機能）は，原子炉圧力高防止を行う系統は、重大事故等が発生した場合でも、設計基準対象施設として使及び原子炉水位異常低下（レベル 2）の検出器を多重化し，二重の「mixed 1 out
用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。主
of 2」論理で自動的に作動する設計とする。

・設備の相違（先行 BWR との整合）
・先行 BWR は，検出器を多重化し「2out of 4」論理又は「2 out of 3」論
理。論理回路構成に差異あり。
※１と同様の理由

・先行 BWR は，制御棒等を設計基準拡張設備と位置付けているため記載していない。
・設備の相違（先行 BWR との整合）
・先行 BWR は検出器を多重化し「2 outof 4」論理又は「2 out of 3」論理。
論理回路構成に差異あり
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玄海発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】

玄海発電所 ３／４号炉
蒸気隔離弁、電動補助給水ポンプ及びタービン動補助給水ポンプは、中央制御室の制御盤の操作スイッチでの操作が可能な設計とする。
ほう酸ポンプ、緊急ほう酸注入弁、ほう酸タンク、充てんポンプ、ほう酸フィ
ルタ及び再生熱交換器を使用したほう酸水注入を行う系統は、重大事故等が発生した場合でも、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。ほう酸ポンプ、緊急ほう酸注入弁及び充てんポンプは、中央制御室の制御盤の操作スイッチでの操作が可能な設計とする。
充てんポンプ、燃料取替用水タンク及び再生熱交換器を使用したほう酸水注入を行う系統は、重大事故等が発生した場合でも、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。

東海第二発電所
原子炉再循環ポンプ遮断器手動スイッチは，中央制御室のスイッチにより操作が可能な設計とする。
低速度電源装置遮断器手動スイッチは，中央制御室のスイッチにより操作が可能な設計とする。

備考
・先行 BWR は，手動スイッチを主要設
備と位置づけていないため記載なし。
東二は主要設備のため手動スイッチの試験検査の反映

ほう酸水注入ポンプ及びほう酸水貯蔵タンクを使用するほう酸水注入系は，重 ・設備が同等である柏崎と同様大事故等が発生した場合でも，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で使用する設計とする。
ほう酸水注入ポンプは，中央制御室の操作盤のスイッチにより操作が可能な設計とする。

自動減圧系の起動阻止スイッチは，中央制御室のスイッチでの操作が可能な設 ・設備の相違（技術的能力,先行 BWR との整合）計とする。
※１と同様の理由
6.8.3 主要設備及び仕様
6.7.3 主要設備及び仕様
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の主要設備及び仕様
緊急停止失敗時に原子炉を未臨界にするための設備の主要設備及び仕様を第を第 6.8.1 表に示す。
6.7-1 表に示す。

6.8.4 試験検査
6.7.4 試験検査
基本方針については、「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
手動による原子炉緊急停止に使用する原子炉トリップスイッチは、機能・性能のＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）による制御棒緊急挿入に使用する論理 ・設備の相違確認が可能なように、手動操作による原子炉トリップ遮断器の動作確認ができる設
回路は，原子炉の停止中に機能・性能の確認が可能なように，模擬入力による動作 （先行 BWR との整合）計とする。
確認，校正及び設定値確認ができる設計とする。
手動による原子炉緊急停止に使用する制御棒クラスタは、機能・性能の確認が可
ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）により作動する制御棒駆動機構及び制 ・先行 BWR は，制御棒等を設計基準拡
能なように、動作確認ができる設計とする。
御棒駆動系水圧制御ユニットは，原子炉の停止中に分解検査として表面状態の確認 張設備と位置付けているため記載し手動による原子炉緊急停止に使用する原子炉トリップ遮断器は、機能・性能の確ていない。
が可能な設計とする。
認が可能なように、試験装置を接続し動作確認ができる設計とする。
ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）手動スイッチは，原子炉の停止中に機 ・先行 BWR は，手動スイッチを主要設
原子炉出力抑制(自動)に使用する多様化自動作動設備は、運転中に機能・性能の能・性能の確認が可能なように，スイッチによる電磁弁の開閉動作確認ができる設 備と位置づけていないため記載なし。
確認が可能なように、模擬入力によるロジック回路動作確認が可能な設計とする。
計とする。
東二は主要設備のため手動スイッチ
この場合、原了炉停止系及び非常用炉心冷却系統の不必要な動作が発生しない設計
また，原子炉の停止中に機能・性能の確認が可能なように，制御棒を全引き抜き の試験検査の反映とする。
位置からのスクラム個別スイッチによるスクラム性能の確認が可能な設計とする。 ・先行 BWR は，制御棒等を設計基準拡
また、特性の確認が可能なように、模擬入力による校正及び設定値確認ができる
ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリップ機能）による原子炉出力抑 張設備と位置付けているため記載し
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玄海発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】

玄海発電所 ３／４号炉

東海第二発電所設計とする。
原子炉出力抑制(自動)に使用する主蒸気隔離弁、電動補助給水ポンプ、タービン
動補助給水ポンプ、復水タンク、蒸気発生器、主蒸気逃がし弁、主蒸気安全弁、加圧器逃がし弁及び加圧器安全弁は、他系統と独立した試験系統又は通常時の系統構成により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
主蒸気隔離弁、電動補助給水ポンプ、タービン動補助給水ポンプ、主蒸気逃がし
弁、主蒸気安全弁、加圧器逃がし弁及び加圧器安全弁は、分解が可能な設計とする。
復水タンク及び蒸気発生器は、内部の確認が可能なように、マンホールを設ける設計とする。
蒸気発生器は、伝熱管の非破壊検査が可能なように、試験装置を設置できる設計とする。
原子炉出力抑制(手動)に使用する主蒸気隔離弁、電動補助給水ポンプ、タービン
動補助給水ポンプ、復水タンク、蒸気発生器、主蒸気逃がし弁、主蒸気安全弁、加圧器逃がし弁及び加圧器安全弁は、他系統と独立した試験系統又は通常時の系統構成により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
ほう酸水注入に使用するほう酸ポンプ、緊急ほう酸注入弁、ほう酸タンク、充て制に使用する論理回路は，原子炉の停止中に機能・性能の確認が可能なように，模擬入力による動作確認，校正及び設定値確認ができる設計とする。
原子炉再循環ポンプ遮断器手動スイッチは，原子炉の停止中に機能・性能の確認が可能なように，スイッチ操作による遮断器の動作確認ができる設計とする。
低速度用電源装置遮断器手動スイッチは，原子炉の停止中に機能・性能の確認が可能なように，スイッチ操作による遮断器の動作確認ができる設計とする。

んポンプ、ほう酸フィルタ、再生熱交換器及び燃料取替用水タンクは、他系統と独立した試験系統又は通常時の系統構成により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
ほう酸ポンプ、緊急ほう酸注入弁及び充てんポンプは、分解が可能な設計とする。
ほう酸タンク及び燃料取替用水タンクは、内部の確認が可能なように、マンホールを設ける設計とする。
ほう酸タンク及び燃料取替用水タンクは、ほう素濃度及び有効水量が確認できる設計とする。
ほう酸フィルタは、差圧確認が可能な設計とする、また、内部の確認が可能なよ
うにフランジを設ける設計とする。
再生熱交換器は、応力腐食割れ対策、伝熱管の摩耗対策により健全性が確保でき、開放が不要な設計であることから、外観の確認が可能な設計とする。

確認並びに弁の開閉動作の確認が可能な設計とする。

備考
ていない。
・設備の相違（先行 BWR との整合）
・先行 BWR は，手動スイッチを主要設
備と位置づけていないため記載なし。
東二は主要設備のため手動スイッチの試験検査の反映

ほう酸水注入系は，原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び漏えいの有無の ・設備が同等である柏崎と同様

ほう酸水注入ポンプは，原子炉の停止中に分解及び外観の確認が可能な設計とする。
ほう酸水貯蔵タンクは，原子炉の運転中又は停止中にほう酸濃度及びタンク水位の確認によるほう酸質量の確認及び外観の確認が可能な設計とする。

自動減圧系の起動阻止スイッチは，原子炉の停止中にスイッチによる論理回路の ※１と同様の理由確認が可能な設計とする。
・先行 BWR は 46 条で整理し，模擬入力による動作確認（阻止スイッチの機
能確認含む）と記載しているが，東 2
はスイッチのみ当該条文のため記載に相違。

第 6.8.1 表 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(常設)の設備 第 6.7-1 表 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の主要仕様
仕様(1) 原子炉トリップスイッチ(1) ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）兼用する設備は以下のとおり。
個数
1
・原子炉保護設備
・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(2) ＡＴＷＳ緩和設備（代替制御棒挿入機能）手動スイッチ
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玄海発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】

玄海発電所 ３／４号炉
個

数

2

東海第二発電所
個

数

備考

2

(3) ＡＴＷＳ緩和設備（代替原子炉再循環ポンプトリップ機能）個数
1(4) 原子炉再循環ポンプ遮断器手動スイッチ
個数4(5) 低速度用電源装置遮断器手動スイッチ
個数2(2) 制卸棒クラスタ
兼用する設備は以下のとおり。
・反応度制御設備・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
制御棒本数
24(クラスタ当たり)
被ふく管材料
吸収材材料
個数
制御棒有効長さ
吸収剤直径約
被ふく管厚さステンレス鋼
銀・インジウム・カドミウム(80%、15%、5%)合金
53
約 3.6m8.7mm
約 0.5mm(3) 原子炉トリップ遮断器兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉保護設備
・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
型
式
低圧気中遮断器
台
数
8定格使用電圧460V
定格電流1,600A(4) 多様化自動作動設備個
数
1
工学的安全施設等の作動信号の種類
a. タービントリップ信号
b. 主蒸気ライン隔離信号(6) 制御棒兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉停止系
・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
種
類
十字型
中性子吸収材有 効 長 さ個
数

ボロンカーバイド粉末
3,632mm185(7) 制御棒駆動機構兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉停止系
・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
最高使用圧力8.62MPa[gage]
最高使用温度302℃
個数185(8) 制御棒駆動系水圧制御ユニット
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉停止系
・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
種
類
円筒縦型（ピストン式）
容
量
18L/個
最高使用圧力12.0MPa[gage]
最高使用温度
66℃
個
数
185

11／23

玄海発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】

玄海発電所 ３／４号炉
c. 補助給水ポンプ起動信号(5) 主蒸気隔離弁兼用する設備は以下のとおり。
・主蒸気系統設備
・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
型
式
スウィングディスク式
個数4
最高使用圧力8.17MPa[gage]
最高使用温度
298℃
本体材料
炭素鋼
(6) 電動補助給水ポンプ
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・給水設備
・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
型
式
うず巻式
台
数
2
容
量
約 140m3/h(1 台当たり)
揚程
約 950m
電 動 機
約 650kW(1 台当たり)
本 体 材 料
合金鋼

東海第二発電所

備考(9) ほう酸水注入ポンプ
兼用する設備は以下のとおり。
・ほう酸水注入系
・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界に移行するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備
種類
水平 3 連プランジャポンプ個
数2（うち 1 は予備）容量9.78m３/h
全 揚 程
870m
最高使用圧力9.66MPa[gage]
最高使用温度66℃
材
料
ステンレス鋼(10) ほう酸水貯蔵タンク
兼用する設備は以下のとおり。
・ほう酸水注入系
・緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界に移行するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
種
類
円筒縦型
個
数
1
容
量
19.5m３
最高使用圧力静水頭
最高使用温度66℃
材
料
ステンレス鋼(11) 自動減圧系の起動阻止スイッチ
個数2(7) タービン動補助給水ポンプ
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・給水設備
・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
12／23

玄海発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】

玄海発電所 ３／４号炉
型
式
台
数
容
量
揚
程
本 体 材 料

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

東海第二発電所

備考

うず巻式(蒸気加減弁付)
1
約 250m3/h
約 950m
合金鋼(8) 復水タンク
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・2 次系補給水設備
・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
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
型式
たて置円筒型基数1
容量
約 1,200m3
本 体 材 料
炭素鋼
設 置 高 さEL,十 ll.3m
距
離
約 40m(3 号炉心より)(9) 蒸気発生器兼用する設備は以下のとおり。
・1 次冷却設備(通常運転時等)
・1 次冷却設備(重大事故等時)
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉冷却材圧カバウンダリを減圧するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・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
型
式
たて置 U 字管式熱交換器型
基
数
4
胴側最高使用圧力
8.17MPa [gage]
約 8.8MPa[gage](重大事故等時における使用時
13／23

玄海発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】

玄海発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考の値)
管側最高使用圧力17.16MPa [gage]
約 19.6MPa[gage](重大事故等時における使用時の値)
1 次冷却材流量
約 15,000t/h(1 基当たり)
主蒸気運転圧力(定格出力時) 約 6.03MPa [gage]
主蒸気運転温度(定格出力時) 約 277℃
蒸気発生量(定格出力時)
約 1,690t/h(1 基当たり)
出口蒸気湿分
0.25wt%以下
伝 熱 面 積約 4,870m2(1 基当たり)
伝 熱 管
本
数
3,382(1 基当たり)
外径
約 22.2mm
厚さ
約 1.3mm
胴 部 外 径上部
約 4.5mm
下
部
全
高
材
料
本
体
伝 熱 管
管板肉盛り
水室肉盛り

約 3.4mm
約 21m
低合金鋼及び低合金鍛鋼
ニッケル・クロム・鉄合金
ニッケル・クロム・鉄合金
ステンレス鋼(10) 主蒸気逃がし弁
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・主蒸気系統設備
・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
型
式
空気作動式
個
数
4
口
径
6B
容
量
約 177t/h(1 個当たり)最高使用圧力8.17MPa [gage]
14／23

玄海発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】

玄海発電所 ３／４号炉
最高使用温度本 体 材 料

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

東海第二発電所

備考

約 8.8MPa[gage](重大事故等時における使用時の値)
298℃
約 349℃(重大事故等時における使用時の値)
炭素鋼(11) 主蒸気安全弁兼用する設備は以下のとおり。
・主蒸気系統設備
・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
型
式
ばね式
個
数
20
口
径
6B
容
量
約 360t/h(1 個当たり)最高使用圧力8.17MPa[gage]
最高使用温度
298℃
本 体 材 料
炭素鋼(12) 加圧器逃がし弁兼用する設備は以下のとおり。
・1 次冷却設備(通常運転時等)
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
・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
型
式
空気作動式
個
数
2
最高使用圧力17,16MPa [gage]
約 19.6MPa[gage](重大事故等時における使用時の値)
最高使用温度
360℃
約 365℃(重大事故等時における使用時の値)
吹 出 容 量約 95t/h(1 個当たり)材
料
ステンレス鋼(13) 加圧器安全弁兼用する設備は以下のとおり。
・1 次冷却設備(通常運転時等)
・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
型
式
ばね式(背圧補償型)
個
数
3
15／23

玄海発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】

玄海発電所 ３／４号炉
最高使用圧力最高使用温度吹 出 容 量材
料

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

東海第二発電所

備考

17.16MPa[gage]
360℃
約 190t/h(1 個当たり)ステンレス鋼(14) ほう酸ポンプ
兼用する設備は以下のとおり。
・化学体積制御設備
・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
型
式
うず巻式
台
数
2
容
量
約 17m3/h(1 台当たり)
最高使用圧力1.4MPa[gage]
最高使用温度
95℃
本 体 材 料ステンレス鋼(15) 緊急ほう酸注入弁兼用する設備は以下のとおり。
・化学体積制御設備
・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
型
式
電気交流作動式
個数
1
最高使用圧力1.4MPa[gage]
最高使用温度
95℃
本 体 材 料ステンレス鋼(16) ほう酸タンク
兼用する設備は以下のとおり。
・化学体積制御設備
・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
基
数
2
容
量
120m3(1 基当たり)最高使用圧力
0.05MPa[gage]
最高使用温度95℃
ほう素濃度
約 7,000ppm
本 体 材 料ステンレス鋼(17) 充てんポンプ
16／23

玄海発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】

玄海発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・化学体積制御設備
・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
型
式
うず巻式
台
数
3
容
量
約 45m3/h(1 台当たり)
最高使用圧力20.OMPa[gage]
最高使用温度
95℃
揚程
約 1,770m
運 転 温 度
約 54℃
接液部材料
ステンレス鋼(18) ほう酸フィルタ
兼用する設備は以下のとおり。
・化学体積制御設備
・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
基数
1
設 計 流 量約 171m3/h
最高使用圧力1.4MPa[gage]
最高使用温度
95℃
本 体 材 料ステンレス鋼(19) 再生熱交換器兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・化学体積制御設備
・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
型
式
横置 3 胴 U 字管式
基数1
伝 熱 容 量
約 3.14MW
最高使用圧力管側20.OMPa[gage]
胴側17.16MPa [gage]
最高使用温度
管
側
343℃
胴
側
343℃
材
料
17／23

玄海発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】

玄海発電所 ３／４号炉
管
胴

側
側

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

東海第二発電所

備考

ステンレス鋼ステンレス鋼(20) 燃料取替用水タンク
兼用する設備は以下のとおり。
・高圧注入系
・低圧注入系
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉冷却材圧カバウンダリを減圧するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・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
・原子炉格納容器スプレイ設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
・火災防護設備型
式
基数
容量
最高使用圧力最高使用温度
ほう素濃度
材
料
設 置 高 さ距離

たて置円筒型1
約 2,100m3
大気圧
95℃
3,100ppm 以上
ステンレス鋼EL.0.Om
約 70m(3 号炉心より)

18／23

玄海発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

19／23

玄海発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】

玄海発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

・設備の相違（先行 BWR との整合）

20／23

玄海発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】

玄海発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

・設備の相違（先行 BWR との整合）・設備の相違（先行 BWR との整合）
21／23

玄海発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】

玄海発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

・設備の相違（先行 BWR との整合）
22／23

玄海発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第４４条 】

玄海発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

・設備の相違（先行 BWR との整合

23／23

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

5.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

5.7 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

5.4.1 概5.7.1 概要

要

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

子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため、発電用原子炉を冷

子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷を防止するため，発電用原子炉を冷却するために必要な重大事故等対処設備を設置する。

却するための重大事故等対処設備を設置する。

原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備の概略系統図を第5.4.1 図から第 5.4.4 図に示す。
5.4.2 設計方針

備考

原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備の系統概要図を第 5.7－1 図から第 5.7－4 図に示す。

記載表現の相違（東二は系統概要図に統一）

5.7.2 設計方針

原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備のうち、原子炉を

原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備のうち，原子炉を冷冷却するための設備として以下の重大事故等対処設備（1 次系のフィードアンドブリード、ター

却するための設備として重大事故等対処設備（高圧代替注水系による原子炉注水，全交流動力電

ビン動補助給水ポンプの機能回復、電動補助給水ポンプの機能回復及び主蒸気逃がし弁の機能源喪失及び常設直流電源系統喪失時の原子炉注水，全交流動力電源喪失時における原子炉隔離時回復並びに監視及び制御)を設ける。

冷却系の復旧，原子炉隔離時冷却系による原子炉注水及び高圧炉心スプレイ系による原子炉注水並びに監視及び制御）を設ける。
また，原子炉への高圧注水機能が喪失し，原子炉水位を維持できない場合の事象進展抑制のため，重大事故等対処設備（ほう酸水注入系による原子炉注水）を設ける。

(1)

設計基準事故対処設備を使用した設備

これ以降は「原子炉」又は「原子炉圧力容器」という。
当該箇所については「以下の」は記載
しなこととした。
復旧の記載は本来「原子炉隔離冷却系
による原子炉注水」となるが，DB 対応と同名となることから，「全交流動力電源喪失時における原子炉隔離時
冷却系の復旧」とし差別化した。
SA は，タンクの初期保有水を注入するまでとし，純水を補給して注水を継続するのは自主対応とする。

設計基準事故対処設備が健全な場合にＳＡとして使用することを明示する。

ａ． 原子炉隔離時冷却系による原子炉注水設備の相違（技術的能力との整設計基準事故対処設備である原子炉隔離時冷却系が健全な場合の重大事故等対処設備（原 合）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ン・プールを使用する。また，原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却す 備（常設高圧代替注水系ポンプ等）による注水等が，炉圧上昇により阻害さるために必要な設備として，逃がし安全弁（安全弁機能）を使用する。
れないよう逃がし安全弁（安全弁機
サプレッション・プールを水源とする原子炉隔離時冷却系ポンプは，原子炉隔離時冷却系 能）の作動による圧力上昇抑制に期待することから，「原子炉を冷却するたを介して原子炉へ注水が可能な設計とする。原子炉隔離時冷却系ポンプは，蒸気タービン駆 めの設備」と位置付けて第 45 条対応のＳＡ設備として整理する。（先行動のポンプを原子炉圧力容器で発生する蒸気にて駆動が可能な設計とする。
BWR は同等の機能を 46 条にて逃し
具体的な設備は，以下のとおりとする。
弁機能で整理）子炉隔離時冷却系による原子炉注水）として原子炉隔離時冷却系ポンプ及びサプレッショ

・原子炉隔離時冷却系ポンプ（5.3 原子炉隔離時冷却系）

BWR は原子炉圧力容器を設備名・逃がし安全弁（安全弁機能）（5.3 主蒸気系）

称としている。

・サプレッション・プール（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
その他，設計基準事故対処設備である原子炉圧力容器を重大事故等対処設備として使用する。

1赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所
ｂ． 高圧炉心スプレイ系による原子炉注水

備考
設備の相違（技術的能力との整設計基準事故対処設備である高圧炉心スプレイ系が健全な場合の重大事故等対処設備（高 合）。東二は、高圧炉心スプレイ
圧炉心スプレイ系による原子炉注水）として高圧炉心スプレイ系ポンプ，サプレッション・ 系もＳＡ設備として整備する。
プール及び高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機を使用する。また，原子炉冷却材圧力バウ
ンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するために必要な設備として，逃がし安全弁（安全弁機能）を使用する。
サプレッション・プールを水源とする高圧炉心スプレイ系ポンプは，高圧炉心スプレイ系
を介して原子炉へ注水が可能な設計とする。
高圧炉心スプレイ系ポンプは，非常用交流電源設備の高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機から給電が可能な設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・高圧炉心スプレイ系ポンプ（5.2 非常用炉心冷却系）
・サプレッション・プール（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
・逃がし安全弁（安全弁機能）（5.3 主蒸気系）
・高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機（10.2 代替電源設備）

BWR では原子炉圧力容器を設備

その他，設計基準事故対処設備である原子炉圧力容器を重大事故等対処設備として使用す 名称としている。
る。
（1） フロントライン系故障時に用いる設備(2) フロントライン系故障時に用いる設備

a． １次系のフィードアンドブリード

ａ．高圧代替注水系による原子炉注水

電動補助給水ポンプ及びタービン動補助給水ポンプ、復水タンク又は主蒸気逃がし弁の故障等により２次冷却系からの除熱機能が喪失した場合の重大事故等対処設備（１次系のフィ設備の相違（先行 BWR 及び技術的能力との整合）。

(a) 中央制御室からの高圧代替注水系起動
原子炉隔離時冷却系ポンプ及び高圧炉心スプレイ系ポンプの故障により原子炉への注水

ードアンドブリード）として、非常用炉心冷却設備のうち高圧注入系の高圧注入ポンプ及び機能が喪失した場合の重大事故等対処設備（中央制御室からの高圧代替注水系起動）として 東二の常設高圧代替注水系ポンプは、

燃料取替用水タンク並びに１次冷却設備の加圧器逃がし弁並びに非常用炉心冷却設備のうち

高圧代替注水系の常設高圧代替注水系ポンプ及びサプレッション・プールを使用する。また，

蓄圧注入系の蓄圧タンク及び蓄圧タンク出口弁並びに余熱除去設備の余熱除去ポンプ及び余原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するために必要な設備として，逃 低圧注水に移行するための減圧（46

熱除去冷却器を使用する。

がし安全弁（安全弁機能）を使用する。

燃料取替用水タンクを水源とした高圧注入ポンプは、原子炉へのほう酸水の注入を行い、第一水源が S/P。先行 BWR は CST。
東二の逃がし安全弁（安全弁機能）は、
条対応）ではなく，高圧注水に必要な過加圧防止機能として整理。

サプレッション・プールを水源とする常設高圧代替注水系ポンプは，原子炉隔離時冷却系

加圧器逃がし弁を開操作することでフィードアンドブリードができる設計とする。また、蓄を介して原子炉へ注水が可能な設計とする。常設高圧代替注水系ポンプは蒸気タービン駆動 主蒸気系［既設］，原子炉隔離時冷却系

圧タンクは、フィードアンドブリード中に１次冷却材との圧力差によりほう酸水を原子炉へのポンプとし，原子炉で発生する主蒸気系からの蒸気にて駆動が可能な設計とする。

注入でき、蓄圧タンク出口弁は注水後の１次冷却系統への窒素ガス混入防止のため、閉止できる設計とする。さらに、余熱除去ポンプ及び余熱除去冷却器は、フィードアンドブリード後に原子炉を低温停止状態とできる設計とする。
具体的な設備は、以下のとおりとする。
・高圧注入ポンプ［既設］，高圧代替注水系［新設］を使用。
高圧代替注水系は，蒸気系の流路として主蒸気系，原子炉隔離時冷却系及び高圧代替注水 高圧炉心スプレイ系［既設］はポンプ入口側流路として使用。高圧代替注水系の配管及び弁を使用する設計とする。
系［新設］，原子炉隔離時冷却系［既設］
はポンプ出口側流路
高圧代替注水系は，注水系の流路として高圧炉心スプレイ系，高圧代替注水系及び原子炉
常設代替高圧電源装置から電路（P/C及び MCC）を介して緊急用 125V 系
高圧代替注水系の電動弁の電源は，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置， 蓄電池へ給電するが，ここでは電路までは記載しない。

隔離時冷却系の配管及び弁を使用する設計とする。

・加圧器逃がし弁

可搬型代替交流電源設備である可搬型代替低圧電源車又は常設代替直流電源設備である緊・燃料取替用水タンク

急用 125V 系蓄電池から給電が可能な設計とする。

2

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉・蓄圧タンク・蓄圧タンク出口弁

東海第二発電所

常設高圧代替注水系ポンプは，中央制御室からの遠隔操作により起動が可能な設計とす 具体的な設備は，まとめ資料の SA 設る。

・余熱除去ポンプ

具体的な設備は，以下のとおりとする。

・余熱除去冷却器

・常設高圧代替注水系ポンプ

その他、設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機並びに１次冷却

備考
備一覧から主要設備を抽出。先行に倣いポンプ，水源，電源を記載。45 条の一覧表では水源及び電源は関連設備としているが，それぞれのまとめ資料
において主要設備である。

・逃がし安全弁（安全弁機能）（5.3 主蒸気系）

設備の蒸気発生器、１次冷却材ポンプ、原子炉容器及び加圧器を重大事故等対処設備として・サプレッション・プール（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）使用する。

・常設代替高圧電源装置（10.2 代替電源設備）
・可搬型代替低圧電源車（10.2 代替電源設備）

PWR では、原子炉容器、BWR で・緊急用 125V 系蓄電池（10.2 代替電源設備）

は原子炉圧力容器を名称とし

その他，設計基準事故対処設備である原子炉圧力容器を重大事故等対処設備として使用す ている。
る。
設備の相違（先行 BWR 及び技術
（2） サポート系故障時に用いる設備(3) サポート系故障時に用いる設備的能力との整合）。

ａ．全交流動力電源喪失及び所内常設直流電源系統喪失時の原子炉注水(a) 中央制御室からの高圧代替注水系起動
全交流動力電源喪失及び所内常設直流電源系統の喪失により原子炉隔離時冷却系及び高圧炉心スプレイ系による原子炉注水ができない場合の重大事故等対処設備（中央制御室からの高圧代替注水系起動）は，「5.7.2 (2) ａ．(a) 中央制御室からの高圧代替注水系起動」 ・現場での人力操作による常設高圧代と同じである。
a． タービン動補助給水ポンプの機能回復(b) 現場での人力操作による高圧代替注水系起動

常設直流電源系統が喪失した場合を想定した重大事故等対処設備（タービン動補助給水ポ

原子炉隔離時冷却系ポンプ及び高圧炉心スプレイ系ポンプの故障により原子炉への注水

ンプの機能回復）として、タービン動補助給水ポンプの蒸気加減弁及びタービン動補助給水機能が喪失し，かつ中央制御室から高圧代替注水系を起動できない場合の重大事故等対処設

ポンプ駆動蒸気入口弁を使用する。

備（現場での人力操作による高圧代替注水系起動）として常設高圧代替注水系ポンプ及びサ

復水タンクを水源としたタービン動補助給水ポンプは、現場での人力による専用の工具を用いた蒸気加減弁の操作、専用の注油器による軸受油供給及び人力によるタービン動補助給水ポンプ駆動蒸気入口弁の操作により機能を回復し、２次冷却系からの除熱によって、１次冷却系統の十分な減圧及び冷却ができる設計とする。これらの人力による措置は容易に行える設計とする。また、タービン動補助給水ポンプは、１次冷却系統の減圧対策及び低圧時の冷却対策に必要な時間的余裕をとれるよう冷却を継続できる設計とする。
具体的な設備は、以下のとおりとする。

プレッション・プールを使用する。また，原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するために必要な設備として，逃がし安全弁（安全弁機能）を使用する。
常設高圧代替注水系ポンプは，蒸気タービン駆動ポンプとし，原子炉で発生する主蒸気系からの蒸気にて駆動が可能な設計とする。
流路については，「5.7.2 (2) ａ．(a) 中央制御室からの高圧代替注水系起動」と同じである。

替注水系ポンプの起動については、中央制御室からの操作と別立てで記載している。
（先行 BWR は、中央制御室から操作する手段の中に記載しているが，技術的能力の手段と整合させ記載している）・現場での人力操作による常設高圧代
替注水系ポンプの起動を容易に可能とすることにより，設置許可基準規則
解釈 1(1)の要求である RCIC 又は非常用復水器による対応と同等以上の対応と位置付けている。
なお，先行 BWR で SA としている原子炉隔離時冷却系の現場での人力操作による起動は東２では期待していない。

常設高圧代替注水系ポンプは，高圧代替注水系の高圧代替注水系タービン止め弁を現場に 弁の操作場所を線量が高くなるおそれのない場所に設置するとともに弁・タービン動補助給水ポンプ（蒸気加減弁付）

おいて人力で開操作することにより蒸気タービンに蒸気を供給し，ポンプの起動が可能な設 駆動部にハンドルを設け容易に操作

・タービン動補助給水ポンプ駆動蒸気入口弁計とする。また，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ 可能な設計としている。

その他、設計基準事故対処設備である２次系補給水設備の復水タンク及び１次冷却設備の蒸気発生器を重大事故等対処設備として使用する。

低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間にわたって運転継続が可能な設計とする。高圧代
替注水系タービン止め弁は，現場での人力操作が容易に行える設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・常設高圧代替注水系ポンプ3

東二は，人力でのポンプ起動に必要な高圧代替注水系タービン止め弁を主要設備とした。

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所
・高圧代替注水系タービン止め弁

備考
BWR の名称は原子炉圧力容器

・サプレッション・プール（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
・逃がし安全弁（安全弁機能）（5.3 主蒸気系）
その他，設計基準事故対処設備である原子炉圧力容器及び逃がし安全弁（安全弁機能）を
重大事故等対処設備として使用する。
b． 電動補助給水ポンプの機能回復
全交流動力電源が喪失した場合を想定した重大事故等対処設備（電動補助給水ポンプの機能回復）として、代替電源設備の大容量空冷式発電機を使用する。

ｂ．全交流動力電源喪失時における原子炉隔離時冷却系の復旧

設備の相違（技術的能力と整(a) 代替交流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電

合、東二は「給電」先行 BWR は）。
全交流動力電源が喪失し，所内常設直流電源設備による給電中の蓄電池の枯渇を想定した 「復旧」

復水タンクを水源とした電動補助給水ポンプは、大容量空冷式発電機より給電することで重大事故等対処設備（代替交流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電）として常設代 「枯渇した場合」ではなく「枯渇を想機能を回復し、２次冷却系からの除熱によって、１次冷却系統の十分な減圧及び冷却ができ

替交流電源設備の常設代替高圧電源装置，原子炉隔離時冷却系ポンプ及びサプレッション・ する前の手段として整備しているたる設計とする。また、電動補助給水ポンプは、１次冷却系統の減圧対策及び低圧時の冷却対策

プールを使用する。また，原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するた め）。

に必要な時間的余裕をとれるよう冷却を継続できる設計とする。

めに必要な設備として，逃がし安全弁（安全弁機能）を使用する。

具体的な設備は、以下のとおりとする。
・大容量空冷式発電機（10.2 代替電源設備）
その他、設計基準事故対処設備である給水設備の電動補助給水ポンプ、２次系補給水設備の復水タンク及び１次冷却設備の蒸気発生器を重大事故等対処設備として使用する。

定」とした（技術的能力手順では枯渇常設代替高圧電源装置が使用できない場合は，可搬型代替交流電源設備の可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器を使用し原子炉隔離時冷却系を復旧することで，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧が可能な設計とする。また，原子炉隔離時冷却系ポンプは，原子炉冷却材
圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの期間，運転継続が可能な設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・原子炉隔離時冷却系ポンプ（5.3 原子炉隔離時冷却系）

先行ＢＷＲでは、供給元の電源

・サプレッション・プール（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）

のみを主要設備としている。

・逃がし安全弁（安全弁機能）（5.3 主蒸気系）（東二は、電源が供給される原・常設代替高圧電源装置（10.2 代替電源設備）

子炉隔離時冷却系ポンプも・可搬型代替低圧電源車（10.2 代替電源設備）

主要設備として整理）

・可搬型整流器（10.2 代替電源設備）
その他，設計基準事故対処設備である原子炉圧力容器を重大事故等対処設備として使用す BWR は原子炉圧力容器を設備名
称とする。

る。
(b) 代替直流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電
全交流動力電源が喪失し，所内常設直流電源設備による給電中の蓄電池の枯渇を想定した重大事故等対処設備（代替直流電源設備による原子炉隔離時冷却系への給電）として常設代 設備の相違（先行 BWR 及び技術
替直流電源設備の緊急用 125V 系蓄電池，原子炉隔離時冷却系ポンプ及びサプレッション・ 的能力との整合。ただし東海第プールを使用する。また，原子炉圧力容器の過加圧防止機能として，逃がし安全弁（安全弁 二では現場での人力による措機能）を使用する。
緊急用 125V 系蓄電池が使用できない場合は，可搬型代替交流電源設備の可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器を使用し原子炉隔離時冷却系を復旧することで，原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧が可能な設計とする。また，原子炉隔離時冷却系ポンプは，原子炉冷却材

4

置には期待しない）。

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
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備考

圧力バウンダリの減圧対策及び原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の冷却対策の準備が整うまでの間，運転継続が可能な設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・原子炉隔離時冷却系ポンプ（5.3 原子炉隔離時冷却系）
・サプレッション・プール（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
・逃がし安全弁（安全弁機能）（5.3 主蒸気系）
・常設代替高圧電源装置（10.2 代替電源設備）
・可搬型代替低圧電源車（10.2 代替電源設備）
・可搬型整流器（10.2 代替電源設備）
その他，設計基準事故対処設備である原子炉圧力容器を重大事故等対処設備として使用す
BWR の名称は原子炉圧力容器

る。
c． 主蒸気逃がし弁の機能回復

設備の相違（東二は BWR のため、全交流動力電源又は常設直流電源系統が喪失した場合を想定した重大事故等対処設備（主２次系の減圧は設備はない）

蒸気逃がし弁の機能回復）として、主蒸気系統設備の主蒸気逃がし弁を使用する。
主蒸気逃がし弁は、機能回復のため現場において人力で操作し、２次冷却系からの除熱によって、１次冷却系統の十分な減圧及び冷却ができる設計とする。また、主蒸気逃がし弁は、１次冷却系統の減圧対策及び低圧時の冷却対策に必要な時間的余裕をとれるよう冷却を継続できる設計とする。
具体的な設備は、以下のとおりとする。
・主蒸気逃がし弁（3） 監視及び制御に用いる設備(4) 監視及び制御に用いる設備

a． 監視及び制御

ａ．監視及び制御

原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態で原子炉を冷却する場合に監視及び制御に使用

原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態で原子炉を冷却する場合に監視及び制御に使用する重大事故等対処設備（監視及び制御）として、加圧器水位、蒸気発生器広域水位、蒸気発する重大事故等対処設備（監視及び制御）として原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域）， 原子炉水位は，技術的能力審査

生器狭域水位、補助給水流量及び復水タンク水位を使用する。

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）， 基準 1.2 の BWR への要求

加圧器水位は、１次冷却材の保有水量を、蒸気発生器広域水位及び蒸気発生器狭域水位は、
２次冷却材の保有水量を監視又は推定でき、蒸気発生器広域水位、蒸気発生器狭域水位、補助
給水流量及び復水タンク水位は蒸気発生器へ注水するための補助給水ポンプの作動状況を確認できる設計とする。

高圧代替注水系系統流量及びサプレッション・プール水位を使用する。
原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域），原子炉水位（ＳＡ広帯域）及び原子炉水位（ＳＡ燃料域）は，原子炉の保有水量を監視又は推定が可能な設計とする。
原子炉圧力及び原子炉圧力（ＳＡ）は，原子炉圧力を監視又は推定が可能な設計とする。

具体的なパラメータは、以下のとおりとする。
・加圧器水位（6.4 計装設備（重大事故等対処設備））

高圧代替注水系系統流量及びサプレッション・プール水位は，原子炉へ注水するための常設
高圧代替注水系ポンプの作動状況の確認が可能な設計とする。

・蒸気発生器広域水位（6.4

計装設備（重大事故等対処設備））

具体的なパラメータは，以下のとおりとする。

・蒸気発生器狭域水位（6.4

計装設備（重大事故等対処設備））

・原子炉水位（広帯域）（6.4 計装設備（重大事故等対処設備））

設備の相違。

・補助給水流量（6.4 計装設備（重大事故等対処設備））

・原子炉水位（燃料域）（6.4 計装設備（重大事故等対処設備））（先行 BWR 及び技術的能力との・復水タンク水位（6.4 計装設備（重大事故等対処設備））

・原子炉水位（ＳＡ広帯域）（6.4 計装設備（重大事故等対処設備））整合）5赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

・原子炉水位（ＳＡ燃料域）（6.4 計装設備（重大事故等対処設備））
・サプレッション・プール水位（6.4 計装設備（重大事故等対処設備））
・原子炉圧力（6.4 計装設備（重大事故等対処設備））
・原子炉圧力（ＳＡ）（6.4 計装設備（重大事故等対処設備））
・高圧代替注水系系統流量（6.4 計装設備（重大事故等対処設備））(5) 事象進展抑制のために用いる設備
ａ．ほう酸水注入系による原子炉注水

ほう酸注入系による原子炉への注入は，技術的能力審査基準

高圧炉心スプレイ系ポンプの故障又は全交流動力電源喪失時において，常設高圧代替注水 1.2 の BWR への要求
系ポンプ及び原子炉隔離時冷却系ポンプによる原子炉水位の維持ができない場合の重大事
故等の進展抑制のため，重大事故等対処設備（ほう酸水注入系による原子炉注水）としてほう酸水注入ポンプ及びほう酸水貯蔵タンクを使用する。また，原子炉冷却材圧力バウンダリ
高圧時に発電用原子炉を冷却するために必要な設備として，逃がし安全弁（安全弁機能）を使用する。
ほう酸水貯蔵タンクを水源としたほう酸水注入ポンプは，ほう酸水注入系統を介してほう酸水貯蔵タンクの水を原子炉に注水することで，重大事故等の進展抑制が可能な設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・ほう酸水注入ポンプ（3.3

原子炉停止系）

・ほう酸水貯蔵タンク（3.3

原子炉停止系）・逃がし安全弁（安全弁機能）（5.3 主蒸気系）
その他，設計基準事故対処設備である原子炉圧力容器及び非常用交流電源設備の非常用ディーゼル発電機を重大事故等対処設備として使用する。
蓄圧タンク、蓄圧タンク出口弁、余熱除去ポンプ、余熱除去冷却器及びディーゼル発電機

原子炉隔離時冷却系ポンプ，高圧炉心スプレイ系ポンプ，ほう酸水注入ポンプ，ほう酸水貯は、設計基準事故対処設備であるとともに、重大事故等時においても使用するため、「1.1.7

蔵タンク及び逃がし安全弁（安全弁機能）は，設計基準事故対処設備であるとともに，重大事重大事故等対処設備に関する基本方針」に示す設計方針を適用する。ただし、多様性、位置的

故等時においても使用するため，「1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本 方 針 」 に 示 す 設

分散等を考慮すべき対象の設計基準事故対処設備はないことから、「1.1.7

計方針を適用する。ただし，多様性及び位置的分散を考慮すべき対象の設計基準事故

重大事故等対処

設備に関する基本方針」のうち多様性、位置的分散等の設計方針は適用しない。
ディーゼル発電機及び大容量空冷式発電機の詳細については、「10.2 代替電源設備」にて記載する。１次冷却設備を構成する蒸気発生器、1 次冷却材ポンプ、原子炉容器及び加圧器については、「5.1 １次冷却設備 5.1.2 重大事故等時」にて記載する。加圧器水位、蒸気発

対 処 設 備 は な い こ と か ら ， 「 1.1.7 重 大 事 故 等 対 処 設備に関する基本方針」のうち多様性
及び位置的分散の設計方針は適用しない。
サプレッション・プールについては，「9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備」に示す。

生器広域水位、蒸気発生器狭域水位、補助給水流量及び復水タンク水位の詳細については、

ほう酸水注入ポンプ及びほう酸水貯蔵タンクについては，「3.3 原子炉停止系」に示す。

「6.4 計装設備（重大事故等対処設備）」にて記載する。

原子炉圧力容器については，「3.5 原子炉圧力容器」に示す。
逃がし安全弁（安全弁機能）については，「5.3 主蒸気系」に示す。
常設代替高圧電源装置，可搬型代替低圧電源車，緊急用 125V 系蓄電池，可搬型代替低圧電源車，可搬型整流器，高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機，非常用ディーゼル発電機，可搬型設

6

ほう酸水貯蔵タンクの初期保有分を注入するまでがＳＡ対応。その後，タンクに純水を補給しつつ注水を継続手段があるが，自主対応として整備する（低耐震クラス）。

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

備用軽油タンク及びタンクローリについては，「10.2 代替電源設備」に示す。
原子炉水位（広帯域），原子炉水位（燃料域），原子炉水位（ＳＡ広帯域），原子炉水位（ＳＡ燃料域），原子炉圧力，原子炉圧力（ＳＡ），高圧代替注水系系統流量及びサプレッション・
プール水位は，「6.4 計装設備（重大事故等対処設備）」に示す。
原子炉隔離時冷却系ポンプについては，「5.3 原子炉隔離時冷却系」に示す。
高圧炉心スプレイ系ポンプについては，「5.2 非常用炉心冷却系」に示す。
5.7.2.1

5.4.2.1 多様性、位置的分散
基本方針については、「1.1.7.1 多様性、位置的分散、悪影響防止等」に示す。

多様性，位置的分散

基 本 方 針 に つ い て は ， 「 1.1.7.1 多 様 性 ， 位 置 的 分 散 ， 悪 影 響 防 止 等 」 に 示 す 。

設備の相違（PWR は、手段とし高圧注入ポンプ及び加圧器逃がし弁を使用した１次系のフィードアンドブリードは、電動て１次系の水源の燃料取替用

補助給水ポンプ、タービン動補助給水ポンプ及び主蒸気逃がし弁を使用した２次冷却系から水タンクと２次系の水源の復の除熱と異なる冷却手段を用いることで、多様性を持つ設計とする。また、燃料取替用水タン

水タンクを記載している。東二クを水源とすることで、復水タンクを水源とする電動補助給水ポンプ、タービン動補助給水

は、高圧時の水源はサプレッシ

ポンプ及び主蒸気逃がし弁を使用した２次冷却系からの除熱に対して異なる水源を持つ設計

ョン・プールのみであるため水とする。

源の記載なし）高圧注入ポンプは、原子炉補助建屋内に設置し、加圧器逃がし弁は、原子炉格納容器内に設置し、燃料取替用水タンクは、燃料取替用水タンク建屋内に設置することで、原子炉周辺建屋

常 設 高 圧 代 替 注 水 系 ポ ン プ は ，蒸 気 タ ー ビ ン 駆 動 と す る こ と で ，電 動 機 駆 動 に よ る 高 圧
炉心スプレイ系ポンプに対し多様性を有する設計とする。

内の電動補助給水ポンプ、タービン動補助給水ポンプ、復水タンク及び主蒸気逃がし弁と位置的分散を図る設計とする。
タービン動補助給水ポンプの機能回復において、タービン動補助給水ポンプの蒸気加減弁

高圧代替注水系タービン止め弁は，高 圧 炉 心 ス プ レ イ 系 と 共 通 要 因 に よ っ て 同 時 に 機 能 をは、専用の工具を用いて手動で操作できる設計とし、タービン動補助給水ポンプの軸受油は、

損 な わ な い よ う 常 設 代 替 高 圧 電 源 装 置 ，可 搬 型 代 替 低 圧 電 源 車 又 は 緊 急 用 125V 系 蓄 電池

専用の注油器を用いて人力で供給できる設計とする、タービン動補助給水ポンプ駆動蒸気入

か ら 給 電 可能とすることで多 様 性 を 有 す る 設 計 と す る 。 ま た ， 中 央 制 御 室 か ら の 遠 隔 操作

東２では多様性は「持たせる」

口弁は、ハンドルを設け、手動操作を可能とすることで、常設直流電源を用いた弁操作に対ができない場合であっても現場で容易に人力操作が可能となるようハンドルを設けるこではなく「有する」で統一（条し、多様性を持つ設計とする。

とで，電動駆動に対し多様性を有する設計とする。

文と整合）
。

電動補助給水ポンプの機能回復において、電動補助給水ポンプは、ディーゼル発電機に対して多様性を持った大容量空冷式発電機から給電できる設計とする。電源設備の多様性、位置的分散については、「10.2

代替電源設備」にて記載する。

主蒸気逃がし弁の機能回復において、主蒸気逃がし弁は、ハンドルを設けて手動操作を可

設置フロアは地下２階で同フロアだが，建屋壁で区画された別区画に設置する。

能とすることで、空気作動に対し、多様性を持つ設計とする。
常設高圧代替注水系ポンプは，原子炉建屋原子炉棟内の原子炉隔離時冷却系ポンプ及び高圧炉心スプレイ系ポンプと異なる区画に設置することで，原子炉隔離時冷却系ポン
プ及び高圧炉心スプレイ系ポンプと位置的分散を図る設計とする。
高 圧 代 替 注 水 系 に よ る 原 子 炉 注 水 は ，サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル か ら 原 子 炉 へ 注 水 す る 原子炉隔離時冷却系配管との合流部まで，原子炉隔離時冷却系ポンプを使用する系統に対し て 可 能 な 限 り 独 立 性 を 有 す る 設 計 と す る 。ま た ，サ プ レ ッ シ ョ ン・プ ー ル か ら 原 子 炉 へ

7赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
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備考

注水する高圧炉心スプレイ系配管は高圧代替注水系と異なった流路とし，高圧炉心スプ
レイ系ポンプを使用する系統に対して可能な限り独立性を有する設計とする。
常設高圧代替注水系ポンプのタービンを駆動させるための蒸気と原子炉隔離時冷却系
ポ ン プ の タ ー ビ ン を 駆 動 さ せ る た め の 蒸 気 は ， 共 通 の 配 管 か ら 分 岐 さ せ る こ と で 可 能 な 東二はポンプの冷却手段の多様性も記載する方針としている。
（先行 BWR
と同様の記載）自己冷却と自己冷却は，外部サポート
常設高圧代替注水系ポンプは，軸受等の冷却を自己冷却とすることで，高圧炉心スプ不要でありそれぞれ独立性を有する
レ イ 系 デ ィ ー ゼ ル 発 電 機 用 海 水 ポ ン プ に よ り 冷 却 す る 高 圧 炉 心 ス プ レ イ 系 ポ ン プ 及 び 自 ことから，記載上の上記ルールに従い「多様性を有する」としている。

限り独立性を有する設計とする。

己冷却である原子炉隔離時冷却系ポンプに対して多様性を有する設計とする。
5.4.2.2 悪影響防止

5.7.2.2 悪影響防止

基本方針については、「1.1.7.1 多様性、位置的分散、悪影響防止等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

１ 次 系 の フ ィ ー ド ア ンド ブ リ ー ド に 使 用 す る 高 圧 注 入 ポ ン プ 、 加 圧 器 逃 が し 弁 、

高 圧 代 替 注 水 系 に よ る 原 子 炉 注 水 に使用する常設高圧代替注水系ポンプは，通常待機時は隔燃 料 取 替 用 水 タ ン ク 、蓄 圧 タ ン ク 、 蓄 圧 タ ン ク 出 口 弁 、 余 熱 除 去 ポ ン プ 及 び 余 熱 除離弁により他の系統と隔離し，重大事故等時に弁の操作により重大事故等対処設備としての系統構

去 冷 却 器 は、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備と成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

して使用することで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
タービン動補助給水ポンプの機能回復に使用するタービン動補助給水ポンプ、タービン動設備の相違（先行 BWR 及び技術的能力との整合）。

高 圧 代 替 注 水 系 に よ る 原 子 炉 注 水 に使用する常設高圧代替注水系ポンプの駆動用蒸気系は，電動弁を閉止することにより原子炉隔離時冷却系の蒸気系との分離が可能な設計とする。

補助給水ポンプ駆動蒸気入口弁、復水タンク及び蒸気発生器は、設計基準対象施設として使原子炉隔離時冷却系による原子炉注水に使用する原子炉隔離時冷却系ポンプは，設計基準事故対用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで、他の設備に悪影響

処設備として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで，他の設備を及ぼさない設計とする。

に悪影響を及ぼさない設計とする。

電動補助給水ポンプの機能回復に使用する電動補助給水ポンプ、復水タンク及び蒸気発生

高圧炉心スプレイ系による原子炉注水に使用する高圧炉心スプレイ系ポンプは，設計基準事故対器は、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使処設備として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで，他の設備用することで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

に悪影響を及ぼさない設計とする。

主蒸気逃がし弁の機能回復に使用する主蒸気逃がし弁は、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
5.4.2.3 容 量 等

5.7.2.3 容 量 等

設備の相違（先行 BWR 及び技術基本方針については、「1.1.7.2 容量等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

的能力との整合）。

２次冷却系からの除熱機能が喪失した場合における１次系のフィードアンドブリードとし

高圧代替注水系による原子炉注水として使用する常設高圧代替注水系ポンプは，原子炉を冷却要求値等を記載する場合は流て使用する高圧注入ポンプ及び燃料取替用水タンクは、設計基準事故時のほう酸水を１次系し，炉心の著しい損傷を防止するために必要な原子炉注水量に対して十分なポンプ容量を有する設 量等の記載とし，公称値等を説へ注入する機能と兼用しており、設計基準事故時に使用する場合のポンプ流量及びタンク容計とする。

量が、炉心崩壊熱により加熱された１次冷却系統を冷却するために必要なポンプ流量及びタンク容量に対して十分であるため、設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
２次冷却系からの除熱機能が喪失した場合における１次系のフィードアンドブリードとし明する場合は容量と記載する。

原子炉隔離時冷却系による原子炉注水として使用する原子炉隔離時冷却系ポンプは，設計基準事故時に使用する場合のポンプ容量が，原子炉を冷却し，炉心の著しい損傷を防止するために必要な原子炉注水量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。

て使用する加圧器逃がし弁は、設計基準事故時の１次系の減圧機能と兼用しており、設計基

高圧炉心スプレイ系による原子炉注水として使用する高圧炉心スプレイ系ポンプは，設計基準事

準事故時に使用する場合の弁放出流量が、炉心崩壊熱により加熱された１次冷却系統を冷却故時に使用する場合のポンプ容量が，原子炉を冷却し，炉心の著しい損傷を防止するために必要なするために必要な弁放出流量に対して十分であるため、設計基準事故対処設備と同仕様で設

原子炉注水量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。

8

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考計する。
２次冷却系からの除熱機能が喪失した場合における１次系のフィードアンドブリードとして使用する蓄圧タンクは、設計基準事故時の蓄圧注入系の機能と兼用しており、設計基準事故時に使用する場合の保持圧力及びタンク容量が、炉心崩壊熱により加熱された１次冷却系
統を冷却するために必要な保持圧力及びタンク容量に対して十分であるため、設計基準事故
対処設備と同仕様で設計する。
１次系のフィードアンドブリード継続により１次系の圧力及び温度が低下し余熱除去設備が使用可能となれば余熱除去系による冷却を開始する余熱除去系として使用する余熱除去ポンプ及び余熱除去冷却器は、設計基準事故時の余熱除去系による冷却機能と兼用しており、設計基準事故時に使用する場合のポンプ流量及び伝熱容量が、炉心崩壊熱により加熱された
1 次冷却系統を冷却するために必要なポンプ流量及び伝熱容量に対して十分であるため、設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
２次冷却系からの除熱に使用するタービン動補助給水ポンプ、電動補助給水ポンプ、主蒸
気逃がし弁及び蒸気発生器は、設計基準事故時の蒸気発生器２次側による冷却機能と兼用しており、設計基準事故時に使用する場合のポンプ流量、弁放出流量及び伝熱容量が、炉心崩壊
熱により加熱された１次冷却系統を冷却するために必要なポンプ流量、弁放出流量及び伝熱容量に対して十分であるため、設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
2 次冷却系からの除熱に使用する復水タンクは、蒸気発生器への給水量に対し、淡水又は海水を補給するまでの間、水源を確保できる十分なタンク容量を有する設計とする。
5.4.2.4 環境条件等

5.7.2.4 環境条件等

基本方針については、「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

高圧注入ポンプは、原子炉補助建屋内に設置し、重大事故等時における環境条件を考慮し常設高圧代替注水系ポンプ，高圧代替注水系タービン止め弁，原子炉隔離時冷却系ポンプ及び高た設計とする。
高圧注入ポンプの操作は中央制御室で可能な設計とする。
加圧器逃がし弁、蓄圧タンク、蓄圧タンク出口弁及び蒸気発生器は、原子炉格納容器内に設置し、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。加圧器逃がし弁及び蓄圧タン
ク出口弁の操作は中央制御室で可能な設計とする。
燃料取替用水タンクは、燃料取替用水タンク建屋内に設置し、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

圧炉心スプレイ系ポンプは，原子炉建屋原子炉棟内に設置し，重大事故等時における原子炉建屋原 設備の相違（先行 BWR 及び技術
子炉棟内の環境条件を考慮した設計とする。
常設高圧代替注水系ポンプ，高圧代替注水系タービン止め弁，原子炉隔離時冷却系ポンプ及び高圧炉心スプレイ系ポンプは，中央制御室から操作が可能な設計とする。
高圧代替注水系タービン止め弁は，放射線量が高くなるおそれのない場所を選定し設置するとともに，駆動部に手動操作ハンドルを設けることで，中央制御室からの操作により高圧代替注水系が起動できない場合に，設置場所において人力により容易に操作が可能な設計とする。

余熱除去ポンプ及び余熱除去冷却器は、原子炉補助建屋内に設置し、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。また、インターフェイスシステム LOCA 時及び蒸気発生器
伝熱管破損時に破損側蒸気発生器の隔離に失敗する事故時に使用する設備であるため、これらの環境影響を受けない区画に設置するか又はこれらの事象が発生した場合の環境条件の変化を考慮した設計とする。
余熱除去ポンプの操作は中央制御室で可能な設計とする。

9

的能力との整合）。

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

タービン動補助給水ポンプ、タービン動補助給水ポンプ駆動蒸気入口弁、復水タンク、電動
補助給水ポンプ及び主蒸気逃がし弁は、原子炉周辺建屋内に設置し、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
タービン動補助給水ポンプ及びタービン動補助給水ポンプ駆動蒸気入口弁の操作は設置場所で可能な設計とする。
電動補助給水ポンプの操作は中央制御室で可能な設計とする。
手動ハンドルによる主蒸気逃がし弁の操作は設置場所で可能な設計とする。
タービン動補助給水ポンプ、復水タンク、蒸気発生器及び電動補助給水ポンプは、淡水だけ
でなく海水も使用することから、海水影響を考慮した設計とする。
5.4.2.5 操作性の確保

5.7.2.5 操作性の確保

基本方針については、「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

高圧注入ポンプ、加圧器逃がし弁、燃料取替用水タンク、蓄圧タンク、蓄圧タンク出口弁、

常設高圧代替注水系ポンプ，高圧代替注水系タービン止め弁及びサプレッション・プールを使用 設備の相違。

余熱除去ポンプ及び余熱除去冷却器を使用した１次系のフィードアンドブリードを行う系統

する常設高圧代替注水系による原子炉注水を行う系統は，重大事故等時において，通常待機時の系 （先行 BWR 及び技術的能力とのは、重大事故等が発生した場合でも、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成

統から弁操作等にて速やかに系統構成が可能な設計とする。

で重大事故等対処設備として使用する設計とする。高圧注入ポンプ、加圧器逃がし弁、蓄圧タ

常設高圧代替注水系ポンプ，高圧代替注水系タービン止め弁は，中央制御室の操作盤のスイッチ 常設高圧代替注水系ポンプは，本来のンク出口弁及び余熱除去ポンプは、中央制御室の制御盤の操作スイッチでの操作が可能な設により操作が可能な設計とする。また，高圧代替注水系タービン止め弁は，設置場所にて人力によ計とする。

り確実に操作が可能な設計とする。

タービン動補助給水ポンプ、タービン動補助給水ポンプ駆動蒸気入口弁、復水タンク及び蒸気発生器を使用したタービン動補助給水ポンプの機能回復を行う系統は、重大事故等が発生した場合でも、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設
備として使用する設計とする。
タービン動補助給水ポンプは、現場での人力による専用の工具を用いた蒸気加減弁の操作
及び専用の注油器によるタービン動補助給水ポンプ軸受への油供給と、人力によるタービン
動補助給水ポンプ駆動蒸気入口弁の操作により起動が可能な設計とする。専用工具及び注油器は、作業場所近傍又はアクセスルート近傍に保管する。タービン動補助給水ポンプ駆動蒸整合）
目的以外には使用しないことから，第43 条の方針に従い，切替えではなく操作（系統構成）とする。

原子炉隔離時冷却系ポンプ及びサプレッション・プールを使用する原子炉隔離時冷却系による原 東２は「操作スイッチ」の表現は使用
せず，スイッチとする。「スイッチ操

子炉注水を行う系統は，重大事故等時において，設計基準事故対処設備として使用する場合と同じ 作」は使用する。
系統構成で使用する設計とする。
原子炉隔離時冷却系ポンプは，中央制御室の操作盤のスイッチにより操作が可能な設計とする。
高圧炉心スプレイ系ポンプ及びサプレッション・プールを使用する高圧炉心スプレイ系による原子炉注水を行う系統は，重大事故等時において，設計基準事故対処設備として使用する場合と同じ 東２は「重大事故等が発生」等の表現は使用せず，「重大事故等時」で統一す系統構成で使用する設計とする。
高圧炉心スプレイ系ポンプは，中央制御室の操作盤のスイッチにより操作が可能な設計とする。

気入口弁は、現場操作も可能となるように手動ハンドルを設け、現場で人力により確実に操作できる設計とする。
電動補助給水ポンプ、復水タンク及び蒸気発生器を使用した電動補助給水ポンプの機能回復を行う系統は、重大事故等が発生した場合でも、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。電動補助給水ポンプは、中央制御室の制御盤の操作スイッチでの操作が可能な設計とする。
主蒸気逃がし弁を使用した主蒸気逃がし弁の機能回復を行う系統は、重大事故等が発生した場合でも、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。また、主蒸気逃がし弁は、現場操作も可能となるように手動ハンド
ルを設け、現場で人力により確実に操作できる設計とする。

10る。

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
5.4.3 主要設備及び仕様
原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備の主要設備及び仕様を第 5.4.1 表に示す。
5.4.4 試験検査

東海第二発電所

備考

5.7.3 主要設備及び仕様
原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備の主要設備及び仕様
を第 5.7－1 表に示す。
5.7.4 試験検査

基本方針については、「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

１次系のフィードアンドブリードに使用する高圧注入ポンプ、加圧器逃がし弁、燃料取替用

高圧代替注水系による原子炉注水に使用する常設高圧代替注水系ポンプ及び高圧代替注水系タ

水タンク、蓄圧タンク、蓄圧タンク出口弁、余熱除去ポンプ及び余熱除去冷却器は、他系統と独ービン止め弁は，原子炉の運転中又は停止中に，他系統と独立した試験系統により機能・性能及（先行 BWR 及び技術的能力との立した試験系統又は通常時の系統構成により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計

び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。

整合）

とする。
高圧注入ポンプ、加圧器逃がし弁、蓄圧タンク出口弁及び余熱除去ポンプは、分解が可能な設計とする。
燃料取替用水タンク及び蓄圧タンクは、内部の確認が可能なように、マンホールを設ける設計とする。
燃料取替用水タンク及び蓄圧タンクは、ほう素濃度及び有効水量が確認できる設計とする、余熱除去冷却器は、内部の確認が可能なように、マンホールを設ける設計とする。また、伝熱管の非破壊検査が可能なように、試験装置を設置できる設計とする。

高圧代替注水系タービン止め弁は，原子炉の運転中又は停止中に開閉動作確認が可能な設計と東二の記載方針として、検査実
施時期を記載する。

する。
常設高圧代替注水系ポンプ及び高圧代替注水系タービン止め弁は，原子炉の停止中に分解が可能な設計とする。
原子炉隔離時冷却系による原子炉注水に使用する原子炉隔離時冷却系ポンプは，原子炉の運転中又は停止中に他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
原子炉隔離時冷却系ポンプは，原子炉の停止中に分解が可能な設計とする。

タービン動補助給水ポンプの機能回復に使用するタービン動補助給水ポンプ、タービン動補

高圧炉心スプレイ系による原子炉注水に使用する高圧炉心スプレイ系ポンプは，原子炉の運転

助給水ポンプ駆動蒸気入口弁、復水タンク及び蒸気発生器は、他系統と独立した試験系統又は中又は停止中に他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設

通常時の系統構成により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。

計とする。

タービン動補助給水ポンプ及びタービン動補助給水ポンプ駆動蒸気入口弁は、分解が可能な設備の相違。

高圧炉心スプレイ系ポンプは，原子炉の停止中に分解が可能な設計とする。

設計とする。
復水タンク及び蒸気発生器は、内部の確認が可能なように、マンホールを設ける設計とする。
蒸気発生器は、伝熱管の非破壊検査が可能なように、試験装置を設置できる設計とする。
電動補助給水ポンプの機能回復に使用する電動補助給水ポンプ、復水タンク及び蒸気発生器
は、他系統と独立した試験系統又は通常時の系統構成により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
電動補助給水ポンプは、分解が可能な設計とする。
主蒸気逃がし弁の機能回復に使用する主蒸気逃がし弁は、他系統と独立した試験系統又は通常時の系統構成により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
主蒸気逃がし弁は、分解が可能な設計とする。

11

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

第 5.4.1 表 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備（常設）の第 5.7－1 表 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備（常設）
の設備仕様

設備仕様

(1) 常設高圧代替注水系ポンプ（1） 高圧注入ポンプ
兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・高圧注入系

・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

型

式

ターボ形

・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

個

数

1

・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

容量

約 136.7m３／h

程

約 900m

型

式

うず巻式

全

台

数

２

最高使用圧力10.7MPa[gage]

約 320m ／h（１台当たり）最高使用温度

120℃

最高使用圧力16.7MPa［gage］

材

ステンレス鋼最高使用温度150℃

揚約 960m

容

量

程

接液部材料

３

ステンレス鋼(2)

揚料

高圧代替注水系タービン止め弁兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備（2） 加圧器逃がし弁

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備兼用する設備は以下のとおり。

型

式

電気作動

・１次冷却設備（通常運転時等）

個

数

1

・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

最高使用圧力8.62MPa[gage]

・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

最高使用温度302℃

・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

材

炭素鋼

型

式

空気作動式

個

数

２

最高使用圧力(3) 原子炉隔離時冷却系ポンプ

17.16MPa［gage］

兼用する設備は以下のとおり。

約 19.6MPa［gage］（重大事故等時における使用時の値）

・原子炉隔離時冷却系

360℃

・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

約 365℃（重大事故等時における使用時の値）

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

最高使用温度
吹出容量

料

約 95t／h（１個当たり）型

式

横置多段うず巻き形

ステンレス鋼

個

数

1

容

量

約 142m３／h

程約 869m～約 186m

兼用する設備は以下のとおり。

最高使用圧力10.35MPa[gage]・高圧注入系

最高使用温度

77℃

・低圧注入系

材

炭素鋼

材

料

（3） 燃料取替用水タンク

全

揚

料

12

備考

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備・原子炉冷却材
圧力バウンダリを減圧するための設備(4) 高圧炉心スプレイ系ポンプ

・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兼用する設備は以下のとおり。

・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

・非常用炉心冷却系

・原子炉格納容器スプレイ設備

・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

型

式

多段たて形式

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

個

数

1

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

容量

約 1,440t／h

・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

全程

約 257m・火災防護設備

最高使用圧力10.69MPa[gage]

揚

型

式

たて置円筒型

最高使用温度

100℃

基

数

１

材

鋳鋼

容

量

約 2,100m３

料(5) サプレッション・プール

最高使用圧力大気圧

最高使用温度95℃兼用する設備は以下のとおり。

ほう素濃度

3,100ppm 以上

・原子炉格納施設

材

ステンレス鋼・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

設 置 高 さEL.0.Om

・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

距

約 70m（３号炉心より）・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

料
離・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備（4） 蓄圧タンク兼用する設備は以下のとおり。

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

・蓄圧注入系

・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

・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

個

数

1

量

約 3,400m３

型

式

たて置円筒型容基数

４

最高使用圧力

0.62MPa〔gage〕

容量

約 38m３（１基当たり）最高使用温度

200℃

最高使用圧力4.9MPa［gage］

材

炭素鋼

最高使用温度

150℃

加圧ガス圧力約 4.4MPa［gage］

運 転 温 度

約 49℃

兼用する設備は以下のとおり。

ほう素濃度

3,100ppm 以上

・ほう酸水注入系材

炭素鋼（ステンレス内張り）

・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

料

料(6) ほう酸水注入ポンプ

・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備（5） 蓄圧タンク出口弁
兼用する設備は以下のとおり。

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備
種

類

13

水平3連プランジャポンプ

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

・蓄圧注入系

個

数

2・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

容量

約9.78m３／h／個

程

約870m

型

式

電気交流作動式

全

個

数

４

最高使用圧力9.66MPa[gage]

最高使用圧力17.16MPa［gage］

最高使用温度

66℃

最高使用温度

150℃

材

ステンレス鋼材

ステンレス鋼料

揚料(7) ほう酸水貯蔵タンク（6） 余熱除去ポンプ兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・ほう酸水注入系

・余熱除去設備

・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

・低圧注入系

・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

・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・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

種

類

円筒縦型

型

式

うず巻式

個

数

1

台

数

２

容

量

約19.5m３

容量

約 680m３／h（１台当たり）

最高使用圧力静水頭（余熱除去運転時）最高使用温度66℃

材

ステンレス鋼３

約 1,020m ／h（１台当たり）料（安全注入時及び再循環時）(8) 逃がし安全弁

最高使用圧力4.5MPa［gage］

最高使用温度

200℃兼用する設備は以下のとおり。

揚約 107m（余熱除去運転時）

・主蒸気系

約 91m（安全注入時及び再循環時）

・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

ステンレス鋼・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

程

本 体 材 料（7） 余熱除去冷却器型式

バネ式（アクチュエータ付）

個

数

18

兼用する設備は以下のとおり。
・余熱除去設備・低圧注入系
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
型

式

横置Ｕ宇管式

基

数

２

14

備考

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
伝 熱 容 量

約 10.8MW（１基当たり）

東海第二発電所

備考（安全弁機能）管

側4.5MPa［gage］

吹出圧力
MPa[gage]

胴側1.4MPa［gage］

7.78

2

385.2

8.10

4

400.5

最高使用圧力最高使用温度

弁個数

容量／個 t／h（吹出し圧力×1.03において）

管

側

200℃

8.16

4

403.9

胴

側

95℃

8.23

4

407.2

8.30

4

410.6

吹出圧力
MPa[gage]

弁個数

容量／個 t／h（吹出し圧力において）兼用する設備は以下のとおり。

7.37

2

354.6

・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

7.44

4

357.8

・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

7.51

4

361.1

7.58

4

364.3

7.64

4

367.6

材

料

管

側

ステンレス鋼

胴側

炭素鋼（逃がし弁機能）（8） タービン動補助給水ポンプ

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・給水設備
・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
型

式

うず巻式（蒸気加減弁付）

台

数

１

容

量

約 250m３／h

揚程

約 950m

本 体 材 料合金鋼

（9） タービン動補助給水ポンプ駆動蒸気入口弁兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
・給水設備
型

式

電気直流作動式

個数

２

最高使用圧力8.17MPa［gage］
約 8.8MPa［gage］（重大事故等時における使用時の値）

最高使用温度

298℃
約 349℃（重大事故等時における使用時の値）15赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
本 体 材 料

東海第二発電所

炭素鋼（10） 復水タンク兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・２次系補給水設備
・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
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
型式

たて置円筒型

基

数

１

容

量

約 1,200m３

本 体 材 料

炭素鋼

設 置 高 さEL.＋11.3m

距

約 40m（３号炉心より）

離（11） 蒸気発生器兼用する設備は以下のとおり。
・１次冷却設備(通常運転時等)
・１次冷却設備(重大事故等時)
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・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
型

式

たて置Ｕ字管式熱交換器型

基

数

４

胴側最高使用圧力

8.17MPa［gage］
約 8.8MPa［gage］（重大事故等時における使用時の値）

管側最高使用圧力17.16MPa［gage］
約 19.6MPa［gage］（重大事故等時における使用時の値）

16

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
１次冷却材流量約 15,000t／h（1 基当たり）

主蒸気運転圧力（定格出力時）

約 6.03MPa［gage］

主蒸気運転温度（定格出力時）

約 277℃

蒸気発生量（定格出力時）

約 1,690t／h（１基当たり）

出口蒸気湿分

0.25wt％以下

伝 熱 面 積約 4,870m２（１基当たり）伝

熱東海第二発電所

管本

数3,382（１基当たり）

外径

約 22.2mm

厚さ

約 1.3mm

上部

約 4.5m下部

約 3.4m

全

高

約 21m

胴部外形

材

料

本

体

低合金鋼及び低合金鍛鋼

伝熱 管

ニッケル・クロム・鉄合金

管板肉盛り

ニッケル・クロム・鉄合金

水室肉盛り

ステンレス鋼（12） 電動補助給水ポンプ
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・給水設備
・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
型

式

うず巻式

台

数

２

容

量

約 140m３／h（１台当たり）

揚程

約 950m機

約 650kW（１台当たり）

電動

本 体 材 料合金鋼（13） 主蒸気逃がし弁

17

備考

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・主蒸気系統設備
・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
型

式

空気作動式

個

数

４

口

径

６B

容

量

約 177t／h（１個当たり）最高使用圧力8.17MPa［gage］
約 8.8MPa［gage］(重大事故等時における使用時の値)

最高使用温度

298℃
約 349℃（重大事故等時における使用時の値）

本 体 材 料

炭素鋼

18

備考

玄海原子力発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

第 5.7－1 図 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
系統概要図（1）（高圧代替注水系による原子炉注水）19

備考

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

AO

逃がし安全弁（安全弁機能）
AO

原子炉圧力容器

AO

MO

AO

AO

MO

MO

主蒸気系

主タービンへMO

ドライウェルMO

MO

サプレッション・プール

MO
MO

MO

高圧代替注水系
タービン止め弁

サプレッション・
プールへ

MO

MO

MO

MO

復水貯蔵
タンクへ

復水貯蔵
タンク

MO

MO

高圧炉心
スプレイ系ポンプ

タービン

MO

タービン

常設高圧代替
注水系ポンプMO

原子炉隔離時冷却系ポンプ
HO
MO

MO

MO

第 5.7－2 図 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
系統概要図（2）（原子炉隔離時冷却系による原子炉注水）

20

玄海原子力発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

第 5.7－3 図 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
系統概要図（3）（高圧炉心スプレイ系による原子炉注水）21

備考

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４５条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

攪拌用空気

純水

RO

P

ほう酸水
テストタンク

逃がし安全弁
（安全弁機能）MO
主タービンへ

原子炉
原子炉
圧力容
圧力容器
器

原子炉
格納容器

原子炉建屋
原子炉棟

L

ほう酸水注入ポンプ(A)

T

ほう酸水
貯蔵タンク

サプレッション・
プールへ

AO

電気ヒータ

MO

T

電気ヒータ
ほう酸水注入ポンプ(B)

第 5.7－4 図 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
系統概要図（4）（ほう酸水注入系による原子炉注水）

22

玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

5. 原子炉冷却系統施設
5.5 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

5.8 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

5.5.1 概要

5.8.1 概要

原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって、設計基準事故対処設備が有する発電用原子原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用原 ・PWR との全体的な比較

炉の減圧機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止する

子炉の減圧機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止す PWR とは設備の相違により対応手段が異なる。

ため、原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管するため，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するために必要な重大事故等対処設備を設置及び保

る。

管する。

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備の概略系統図を第 5.5.1 図から第 5.5.5 図に示す。

・BWR 特有の設備

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備の系統概要図を第 5.8－1 図から第 5.8－3 逃がし安全弁は，バネ式安全弁に外部からの強制開図に示す。

放を行うための空気式のアクチュエータが取付けられた構造。

5.5.2 設計方針

5.8.2 設計方針
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，原子炉冷却材圧力バウンダリが高 ・先行 PWR 電力との記載方針の相違
圧時に炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するための設備として逃がし安全弁を 設計方針については，可能な限り記載する方針とし設ける。

（1） フロントライン系故障時に用いる設備
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち、１次冷却系統の減圧のための設備及た。

(1) フロントライン系故障時に用いる設備
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，逃がし安全弁の自動減圧機能（以 ・先行 BWR 電力との比較

び１次冷却系統の減圧と併せて原子炉を冷却するための設備として以下の重大事故等対処設備（１下「自動減圧系」という。
）が故障により原子炉の自動での減圧ができない場合を想定した原子 (1)フロントライン系に用いる設備について，先行

次系のフィードアンドブリード）を設ける。また、２次冷却系からの除熱を用いた１次冷却系統の炉減圧の自動化のための設備として重大事故等対処設備（原子炉減圧の自動化）及び逃がし安 BWR 電力と記載方針や表現は異なるが，対応手段に減圧のための設備として以下の重大事故等対処設備（蒸気発生器２次側による炉心冷却（注水）及

全弁の手動操作による原子炉減圧のための設備として重大事故等対処設備（手動による原子炉 実質的な相違はない。

び蒸気発生器２次側による炉心冷却（蒸気放出））を設ける。

減圧）を設ける。

a. １次系のフィードアンドブリード

a． 原子炉減圧の自動化

電動補助給水ポンプ及びタービン動補助給水ポンプ、復水タンク又は主蒸気逃がし弁の故障等に自動減圧系が，故障により原子炉の自動での減圧ができない場合の重大事故等対処設備（原より２次冷却系からの除熱を用いた１次冷却系統の減圧機能が喪失した場合の重大事故等対処設

子炉減圧の自動化）として過渡時自動減圧機能及び逃がし安全弁（自動減圧機能）を使用す

備（１次系のフィードアンドブリード）として、１次冷却設備の加圧器逃がし弁並びに非常用炉心る。

冷却設備のうち高圧注入系の高圧注入ポンプ及び燃料取替用水タンクを使用する。

逃がし安全弁（自動減圧機能）は，過渡時自動減圧機能からの信号により，自動減圧機能

加圧器逃がし弁は、開操作することにより１次冷却系統を減圧できる設計とする。また、燃料取用アキュムレータに蓄圧された窒素を逃がし安全弁（自動減圧機能）に供給することで作動

替用水タンクを水源とした高圧注入ポンプは、炉心へほう酸水を注入することで１次冷却系統をフし，蒸気を排気管によりサプレッション・チェンバのプール水面下に導き凝縮させることで，ィードアンドブリードできる設計とする。

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧できる設計とする。

具体的な設備は、以下のとおりとする。

具体的な設備は，以下のとおりとする。

・加圧器逃がし弁・過渡時自動減圧機能（6.8 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備）

・先行 PWR 電力との記載方針の相違

・高圧注入ポンプ・逃がし安全弁（自動減圧機能）

具体的な設備の過渡時自動減圧機能は，BWR の設備・燃料取替用水タンク

・自動減圧機能用アキュムレータ

区分に合わせて整理して，6.8 に示すこととしてい

その他、設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機並びに１次冷却設備の蒸気発生器、１次冷却材ポンプ、原子炉容器及び加圧器を重大事故等対処設備として使用する。

る。
（先行 BWR 電力も同様）

本系統の流路として主蒸気配管及びクエンチャを重大事故等対処設備として使用する。

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玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

b. 蒸気発生器２次側による炉心冷却（注水）
加圧器逃がし弁の故障により１次冷却系統の減圧機能が喪失した場合の重大事故等対処設備（蒸気発生器２次側による炉心冷却（注水））として、給水設備の電動補助給水ポンプ及びタービン動

その他，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備の２Ｃ 非常用ディーゼル発電 ・具体的な設備の説明
機及び２Ｄ 非常用ディーゼル発電機を重大事故等対処設備として使用する。

自動減圧機能用アキュムレータは，過渡時自動減圧

補助給水ポンプ並びに１次冷却設備の蒸気発生器並びに２次系補給水設備の復水タンクを使用す機能による逃がし安全弁の作動の際，アキュムレーる。

タの蓄圧能力に期待することから具体的な設備に

復水タンクを水源とした電動補助給水ポンプ又はタービン動補助給水ポンプは、蒸気発生器へ給記載する。

水し、主蒸気逃がし弁を開操作することで、２次冷却系からの除熱により１次冷却系統を減圧できる設計とする。

・先行 BWR 電力との記載方針の相違

具体的な設備は、以下のとおりとする。

起動阻止スイッチは第 44 条設備で示しているため，・電動補助給水ポンプ

具体的な設備への記載はない。

・タービン動補助給水ポンプ
・蒸気発生器・復水タンク
その他、設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機を重大事故等対処設備として使用する。

b． 手動による原子炉減圧
自動減圧系が，故障により原子炉の自動での減圧ができない場合の重大事故等対処設備（手動による原子炉減圧）として逃がし安全弁（自動減圧機能）を手動により作動させて使用する。
逃がし安全弁（自動減圧機能）は，中央制御室から開操作することにより，自動減圧機能 ・逃がし安全弁の作動個数の表し方について

c. 蒸気発生器２次側による炉心冷却（蒸気放出）
加圧器逃がし弁の故障により１次冷却系統の減圧機能が喪失した場合の重大事故等対処設備（蒸気発生器２次側による炉心冷却（蒸気放出））として、主蒸気系統設備の主蒸気逃がし弁を使用する。

用アキュムレータに蓄圧された窒素を逃がし安全弁（自動減圧機能）に供給することで作動 逃がし安全弁（自動減圧機能）の作動個数についてし，蒸気を排気管によりサプレッション・チェンバのプール水面下に導き凝縮させることで， 記載がない場合は，全数（7 個）を対象としている。
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。

・先行 BWR 電力との設備設計の相違

・逃がし安全弁（自動減圧機能）

先行 BWR 電力とは，逃がし安全弁への窒素供給系統

・自動減圧機能用アキュムレータ

の構成が異なるため，減圧に対応する逃がし安全弁

具体的な設備は、以下のとおりとする。

・所内常設直流電源設備（10.2 代替電源設備）

数の個数が異なる。

・主蒸気逃がし弁・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

東二は自動減圧機能用アキュムレータ７個に窒素・常設代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）

供給することで，逃がし安全弁（自動減圧機能）7 個・可搬型代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）を作動させる。

主蒸気逃がし弁を開操作することで、２次冷却系からの除熱により１次冷却系統を減圧できる設計とする。

先行電力は自動減圧機能用アキュムレータ 8 個及び本系統の流路として主蒸気配管及びクエンチャを重大事故等対処設備として使用する。

逃がし弁機能用アキュムレータ 18 個に窒素供給することで，逃がし安全弁 18 個を作動させる。

・具体的な設備の説明
自動減圧機能用アキュムレータは，自動減圧失敗の時の手動減圧の際，アキュムレータの蓄圧能力に期待することから具体的な設備に記載する。

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玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉（2） サポート系故障時に用いる設備

東海第二発電所(2) サポート系故障時に用いる設備

備考
・先行 BWR 電力との比較
a．常設直流電源系統喪失時の減圧について，先行a. タービン動補助給水ポンプの機能回復
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち、タービン動補助給水ポンプの機能回

a． 常設直流電源系統喪失時の減圧

BWR 電力と記載方針や表現は異なるが，対応手段に原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，逃がし安全弁（自動減圧機能） 実質的な相違はない。

復のための設備として以下の重大事故等対処設備（タービン動補助給水ポンプの機能回復）を設けの機能回復のための設備として重大事故等対処設備（常設代替直流電源設備による逃がし安る。

全弁機能回復，可搬型代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復及び逃がし安全弁用可 ・先行 BWR 電力との対応手段の相違

常設直流電源系統が喪失した場合を想定した重大事故等対処設備（タービン動補助給水ポンプの搬型蓄電池による逃がし安全弁機能回復）を設ける。

機能回復）として、タービン動補助給水ポンプの蒸気加減弁及びタービン動補助給水ポンプ駆動蒸気入口弁を使用する。
タービン動補助給水ポンプは、現場での人力による専用の工具を用いたタービン動補助給水ポン

46 条に適合するものではないが，重大事故等対処設(a) 常設代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復備として設計しており，機能回復手段として有効で（東海第二特有の設備）
所内常設直流電源設備が喪失した場合を想定した重大事故等対処設備（常設代替直流電 あることから記載している。

プの蒸気加減弁の操作、専用の注油器による軸受油供給及び人力によるタービン動補助給水ポンプ

源設備による逃がし安全弁機能回復）として常設代替直流電源設備である緊急用 125V 系蓄駆動蒸気入口弁の操作により機能を回復できる設計とする。

電池を使用する。

具体的な設備は、以下のとおりとする。

常設代替直流電源設備による機能回復は，基準規則

・補足説明

常設代替直流電源設備は，逃がし安全弁（自動減圧機能）の自動減圧系用電磁弁に給電 電源設備については主要設備まで記載する方針と・タービン動補助給水ポンプ（蒸気加減弁付）

し，逃がし安全弁（自動減圧機能）を作動させることで原子炉冷却材圧力バウンダリを減 した。

・タービン動補助給水ポンプ駆動蒸気入口弁

圧できる設計とする。

b. 電動補助給水ポンプの機能回復
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち、電動補助給水ポンプの機能回復のための設備として以下の重大事故等対処設備（電動補助給水ポンプの機能回復）を設ける。
全交流動力電源が喪失した場合を想定した重大事故等対処設備（電動補助給水ポンプの機能回

具体的な設備は，以下のとおりとする。

・先行 BWR 電力との記載方針の相違

・常設代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）

具体的な設備の逃がし安全弁は，作動に中央制御室

・逃がし安全弁（自動減圧機能）

での操作が必要であることから，逃がし安全弁（自・自動減圧機能用アキュムレータ

動減圧機能）具体的な設備に記載する。

本系統の流路として主蒸気配管及びクエンチャを重大事故等対処設備として使用する。

復）として、代替電源設備の大容量空冷式発電機を使用する。

・先行 BWR 電力との記載方針の相違

電動補助給水ポンプは、大容量空冷式発電機より給電することで機能を回復できる設計とする。

先行 BWR 電力は AM 切替装置(SRV)を記載。
東 2 は，

具体的な設備は、以下のとおりとする。

緊急用電源切替盤を 57 条で流路の位置づけで関連

・大容量空冷式発電機（10.2 代替電源設備）

系として整理している。切替手順も同様に 57 条，

その他、設計基準事故対処設備である給水設備の電動補助給水ポンプを重大事故等対処設備とし

1,14 に整理している。

て使用する。

(b) 可搬型代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復
所内常設直流電源設備が喪失した場合を想定した重大事故等対処設備（可搬型代替直流

c. 主蒸気逃がし弁の機能回復
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち、主蒸気逃がし弁の機能回復のための設備で可搬型コンプレッサー又は窒素ボンベ等と同等以上の効果を有する措置として以下の重大事故等対処設備（主蒸気逃がし弁の機能回復）を設ける。
全交流動力電源喪失又は常設直流電源系統が喪失した場合を想定した重大事故等対処設備（主蒸
気逃がし弁の機能回復）として、主蒸気系統設備の主蒸気逃がし弁を使用する。
主蒸気逃がし弁は、人力操作により、現場における可搬型コンプレッサー又は窒素ボンベ等の接電源設備による逃がし安全弁機能回復）として可搬型代替直流電源設備である可搬型代替
低圧電源車及び可搬型整流器を使用する。
可搬型代替直流電源設備は，逃がし安全弁（自動減圧機能）の自動減圧系用電磁弁に給電し，逃がし安全弁（自動減圧機能）を作動させることで原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・可搬型代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）

・補足説明

続と同等以上の作業の迅速性を有する設計とする。また、主蒸気逃がし弁は、駆動軸を人力で直接・逃がし安全弁（自動減圧機能）

電源設備については主要設備まで記載する方針と操作することによる操作の確実性及び空気作動に対する多様性を有する設計とする。

・自動減圧機能用アキュムレータ

した。

具体的な設備は、以下のとおりとする。

本系統の流路として主蒸気配管及びクエンチャを重大事故等対処設備として使用する。

・主蒸気逃がし弁

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玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考(c) 逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁機能回復
所内常設直流電源設備が喪失した場合を想定した重大事故等対処設備（逃がし安全弁用 ・補足説明
可搬型蓄電池による逃がし安全弁機能回復）として逃がし安全弁用可搬型蓄電池を使用する。

逃がし安全弁用可搬型蓄電池は逃がし安全弁（自動減圧機能）7 台を対象としている。また，接続順

逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，逃がし安全弁（自動減圧機能）の自動減圧系用電磁弁 序については，S/P の温度分布及び位置的分散を考に給電し，逃がし安全弁（自動減圧機能）2 個を作動させることで原子炉冷却材圧力バウン 慮し設定している。
ダリを減圧できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・逃がし安全弁用可搬型蓄電池
・逃がし安全弁（自動減圧機能）
・自動減圧機能用アキュムレータ
本系統の流路として主蒸気配管及びクエンチャを重大事故等対処設備として使用する。
d. 窒素ボンベによる加圧器逃がし弁の機能回復
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち、加圧器逃がし弁の機能回復のための設備として以下の可搬型重大事故防止設備（窒素ボンベによる加圧器逃がし弁の機能回復）を設ける。
全交流動力電源喪失に伴い駆動用空気が喪失した場合を想定した可搬型重大事故防止設備（窒素ボンベによる加圧器逃がし弁の機能回復）として、窒素ボンベ（加圧器逃がし弁用）を使用する。

b． 逃がし安全弁の作動に必要な窒素喪失時の減圧

・先行 BWR 電力との比較

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，逃がし安全弁の機能回復のた (a)非常用窒素供給系による窒素確保について，先めの設備として重大事故等対処設備（非常用窒素供給系による窒素確保及び非常用逃がし安 行 BWR 電力と記載方針や表現は異なるが，対応手段
全弁駆動系による原子炉減圧）を設ける。

に実質的な相違はない。

(a) 非常用窒素供給系による窒素確保

・先行 BWR 電力との記載方針の相違

窒素ボンベ（加圧器逃がし弁用）は、加圧器逃がし弁に窒素を供給し、空気作動弁である加圧器
逃がし弁を作動させることで１次冷却系統を減圧できる設計とする。
具体的な設備は、以下のとおりとする。

逃がし安全弁の作動に必要なアキュムレータ（逃がし弁機能用及び自動減圧機能用）の ボンベ切替えについては，5.8.2.5 操作性の確保で・窒素ボンベ（加圧器逃がし弁用）

供給圧力が喪失した場合を想定した逃がし安全弁機能回復のための重大事故等対処設備 示すため本項には記載しない。

その他、設計基準事故対処設備である１次冷却設備の加圧器逃がし弁を重大事故等対処設備とし（非常用窒素供給系による窒素確保）として非常用窒素供給系を使用する。

て使用する。

非常用窒素供給系は，非常用窒素供給系高圧窒素ボンベから逃がし安全弁（自動減圧機 ・先行 PWR 電力との記載方針の相違
能）に窒素を供給し，逃がし安全弁（自動減圧機能）を作動させることで原子炉冷却材圧 具体的な設備の高圧窒素ボンベは，BWR の設備区分

e. 可搬型バッテリによる加圧器逃がし弁の機能回復
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち、常設直流電源系統が喪失した場合を想定した加圧器逃がし弁の機能回復のための設備として以下の可搬型重大事故防止設備（可搬型バッテリによる加圧器逃がし弁の機能回復）を設ける。
常設直流電源系統が喪失した場合を想定した可搬型重大事故防止設備（可搬型バッテリによる加力バウンダリを減圧できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。

可搬型バッテリ（加圧器逃がし弁用）は、加圧器逃がし弁の電磁弁へ給電し、空気作動弁である
加圧器逃がし弁を作動させることで１次冷却系統を減圧できる設計とする。

（先行 BWR 電力も同様）

・非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ（6.8 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備）・逃がし安全弁（自動減圧機能）

圧器逃がし弁の機能回復）として、可搬型代替直流電源設備の可搬型バッテリ（加圧器逃がし弁用）
を使用する。

に合わせて整理して，6.8 に示すこととしている。

・先行 BWR 電力との記載方針の相違
具体的な設備の逃がし安全弁は，作動に中央制御室での操作が必要であることから，逃がし安全弁（自本系統の流路として非常用窒素供給系の配管及び弁並びに自動減圧機能用アキュムレー 動減圧機能）具体的な設備に記載する。
タを重大事故等対処設備として使用する。
・具体的な設備の説明

具体的な設備は、以下のとおりとする。

非常用窒素供給系高圧窒素ボンベからの窒素供給

・可搬型バッテリ（加圧器逃がし弁用）（３号及び４号炉共用）

は，逃がし安全弁開保持のための対応であり，アキ

その他、設計基準事故対処設備である１次冷却設備の加圧器逃がし弁を重大事故等対処設備としュムレータの蓄圧能力に期待しないことから，具体て使用する。

的な設備には記載しない。

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玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所(b) 非常用逃がし安全弁駆動系による原子炉減圧

備考
・先行 BWR 電力との設備の相違

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，逃がし安全弁の機能回復の 代替逃がし安全弁駆動系は，非常用窒供給系と独立ための設備として重大事故等対処設備（非常用逃がし安全弁駆動系による原子炉減圧）を した系統であり，中央制御室からの操作の他，人力設ける。

による弁操作で逃がし安全弁を作動させる事がで逃がし安全弁の作動に必要なアキュムレータ（逃がし弁機能用及び自動減圧機能用）の きる設計とすることで，電磁弁作動との多様性を確
供給圧力が喪失した場合を想定した逃がし安全弁機能回復のための重大事故等対処設備 保することができるため，本系統を重大事故等対処（非常用逃がし安全弁駆動系による原子炉減圧）として非常用逃がし安全弁駆動系を使用 設備として位置付けている。（先行 BWR 電力では類する。

似系統を自主対策設備としている）

非常用逃がし安全弁駆動系は，非常用窒素供給系から独立した系統構成で非常用逃がし
安全弁駆動系高圧窒素ボンベから逃がし安全弁（逃がし弁機能）に直接窒素を供給するこ ・逃がし安全弁駆動系の補足説明とで，逃がし安全弁（逃がし弁機能）2 個を作動させて原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧 逃がし安全弁駆動系は，逃がし安全弁用電磁弁の排できる設計とする。

気側に取り付けられた自圧式切換弁を介して，逃が具体的な設備は，以下のとおりとする。

し安全弁に窒素を供給するため，アキュムレータを・逃がし安全弁（逃がし弁機能）

流路として使用することはない。また，自圧式切換

・非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベ（6.8 原子炉冷却材圧力バウンダリを

弁は一次側（高圧窒素ボンベ）の窒素圧力を受けて減圧するための設備）

自動的に逃がし安全弁側への流路に切り替わる設・常設代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）計であり，電磁弁の作動が不要な設計としている。

・可搬型代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）

なお，Ａ系（2 弁），Ｂ系（2 弁）の独立した系統を有する設計とすることで信頼性向上を図る。

本系統の流路として非常用逃がし安全弁駆動系の配管及び弁を重大事故等対処設備として使用する。

・先行 PWR 電力との記載方針の相違
具体的な設備の高圧窒素ボンベは，BWR の設備区分に合わせて整理して，6.8 に示すこととしている。
（先行 BWR 電力も同様）

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基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所
d． 全交流動力電源喪失及び常設直流電源喪失における逃がし安全弁の復旧

備考
・先行 BWR 電力との比較

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，逃がし安全弁（自動減圧機能） d．全交流動力電源喪失及び常設直流電源喪失におの機能回復のための設備として重大事故等対処設備（代替直流電源設備による復旧及び代替 ける逃がし安全弁の復旧，先行 BWR 電力と記載方針
交流電源設備による復旧）を設ける。

や表現は異なるが，対応手段に実質的な相違はない。

(a) 代替直流電源設備による復旧
全交流動力電源及び常設直流電源が喪失した場合を想定した重大事故等対処設備（代替
直流電源設備による復旧）として常設代替直流電源設備である緊急用 125V 系蓄電池及び可 ・補足説明
搬型代替直流電源設備である可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器を使用する。

電源設備については主要設備まで記載する方針と常設代替直流電源設備及び可搬型代替直流電源設備は，逃がし安全弁（自動減圧機能） した。
の自動減圧機能用電磁弁に給電し，逃がし安全弁（自動減圧機能）を作動させることで原
子炉冷却材圧力バウンダリを減圧できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。

・先行 BWR 電力との記載方針の相違

・常設代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）

具体的な設備の逃がし安全弁は，作動に中央制御室

・可搬型代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）

での操作が必要であることから，逃がし安全弁（自・逃がし安全弁（自動減圧機能）

動減圧機能）具体的な設備に記載する。

（b) 代替交流電源設備による復旧
全交流動力電源及び常設直流電源が喪失した場合を想定した重大事故等対処設備（代替
交流電源設備による復旧）として常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置及び ・補足説明
可搬型代替交流電源設備である可搬型代替低圧電源車を使用する。

電源設備については主要設備まで記載する方針と常設代替交流電源設備及び可搬型代替交流電源設備は，逃がし安全弁（自動減圧機能） した。
の自動減圧機能用電磁弁に給電し，逃がし安全弁（自動減圧機能）を作動させることで原
子炉冷却材圧力バウンダリを減圧できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。

・先行 BWR 電力との記載方針の相違

・常設代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

具体的な設備の逃がし安全弁は，作動に中央制御室

・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

での操作が必要であることから，逃がし安全弁（自・逃がし安全弁（自動減圧機能）

動減圧機能）具体的な設備に記載する。

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基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】

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東海第二発電所(3) 原子炉格納容器破損を防止するために用いる設備（3） 炉心損傷時における高圧溶融物放出及び格納容器雰囲気直接加熱の防止に用いる設備

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち、炉心損傷時における高圧溶融物放出及び格納容器雰囲気直接加熱を防止するための設備として以下の重大事故等対処設備（加圧器逃がし弁による１次冷却系統の減圧）を設ける。
重大事故等対処設備（加圧器逃がし弁による１次冷却系統の減圧）として、１次冷却設備の加圧器逃がし弁を使用する。

・先行 BWR 電力との比較
a．炉心損傷時における高圧溶融物放出／格納容器

a． 炉心損傷時における高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱の防止
a. 加圧器逃がし弁による１次冷却系統の減圧

備考

雰囲気直接加熱の防止について，先行 BWR 電力と記

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち，原子炉格納容器破損を防止す 載方針や表現は異なるが，対応手段に実質的な相違るための設備として重大事故等対処設備（炉心損傷時における高圧溶融物放出／格納容器雰 はない。
囲気直接加熱の防止）を設ける。
原子炉格納容器破損を防止するための重大事故等対処設備として逃がし安全弁（自動減圧機能）を使用する。
本系統は，「（1）b．手動による原子炉減圧」と同じである。

具体的な設備は、以下のとおりとする。
・加圧器逃がし弁(4) インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時に用いる設備（4） 蒸気発生器伝熱管破損発生時に用いる設備
a. １次冷却系統の減圧

ａ．インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時の対応

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち、蒸気発生器伝熱管破損発生時に１次インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時における原子炉冷却材の原子炉格納容器外への冷却材の原子炉格納容器外への漏えい量を抑制するための設備として以下の重大事故等対処設備

漏えい量の抑制及び漏えい個所を隔離するための設備として重大事故等対処設備（インター（１次冷却系統の減圧）を設ける。

フェイスシステムＬＯＣＡ発生時の対応）を設ける。

重大事故等対処設備（１次冷却系統の減圧）として、給水設備の電動補助給水ポンプ及びタービ

インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時に原子炉冷却材の原子炉格納容器外への漏えい

ン動補助給水ポンプ並びに２次系補給水設備の復水タンク並びに１次冷却設備の蒸気発生器及び量を抑制するための重大事故等対処設備として逃がし安全弁（自動減圧機能）を使用する。

加圧器逃がし弁並びに主蒸気系統設備の主蒸気逃がし弁並びに非常用炉心冷却設備のうち高圧注

また，インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時に原子炉冷却材の原子炉格納容器外への入系の高圧注入ポンプ及び燃料取替用水タンクを使用する。

漏えい個所を隔離するための重大事故等対処設備として高圧炉心スプレイ系注入弁，原子炉

具体的な設備は、以下のとおりとする。

隔離時冷却系原子炉注入弁，低圧炉心スプレイ系注入弁，残留熱除去系Ａ系注入弁，残留熱・電動補助給水ポンプ

除去系Ｂ系注入弁及び残留熱除去系Ｃ系注入弁（以下，「インターフェイスシステムＬＯＣＡ

・タービン動補助給水ポンプ

隔離弁」という。
）を使用する。

・復水タンク

逃がし安全弁（自動減圧機能）は，インターフェイスシステムＬＯＣＡ発生時に，原子炉・蒸気発生器

冷却材の漏えい量を抑制するため，中央制御室からの操作により逃がし安全弁（自動減圧機

・主蒸気逃がし弁能）を作動させることで原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧できる設計とする。

・高圧注入ポンプ・燃料取替用水タンク
・加圧器逃がし弁

インターフェイスシステムＬＯＣＡ隔離弁は，現場で弁を操作することにより原子炉冷却材の漏えい個所を隔離できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。

・先行 BWR 電力との設計方針の相違。

・逃がし安全弁（自動減圧機能）

ブローアウトパネルについては，先行 BWR 電力は原・自動減圧機能用アキュムレータ

子炉冷却材漏えい隔離弁の操作場所の環境評価か

・所内常設直流電源設備（10.2 代替電源設備）

ら開放機能に期待しているが，東海第二ではブロー

原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備のうち、インターフェイスシステム LOCA 発・可搬型代替交流電源設備（10.2 代替電源設備）

アウトパネルの状態に係らず隔離弁の操作が可能

生時に１次冷却材の原子炉格納容器外への漏えい量を抑制するための設備として以下の重大事故

・常設代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）であるため第 46 条に適合する重大事故等対処設備

等対処設備（１次冷却系統の減圧及び１次冷却材の漏えい量抑制）を設ける。

・可搬型代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）とは位置付けていない。

a. １次冷却系統の減圧・高圧炉心スプレイ系注入弁（5） インターフェイスシステム LOCA 発生時に用いる設備

重大事故等対処設備（１次冷却系統の減圧）として、給水設備の電動補助給水ポンプ及びタービ

・原子炉隔離時冷却系原子炉注入弁

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基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

ン動補助給水ポンプ並びに２次系補給水設備の復水タンク並びに１次冷却設備の蒸気発生器及び・低圧炉心スプレイ系注入弁

・先行 BWR 電力との記載方針の相違。

加圧器逃がし弁並びに主蒸気系統設備の主蒸気逃がし弁並びに非常用炉心冷却設備のうち高圧注・残留熱除去系Ａ系注入弁

先行 BWR 電力は漏えい隔離弁を別章での説明として

入系の高圧注入ポンプ及び燃料取替用水タンクを使用する。

・残留熱除去系Ｂ系注入弁

いるが，東海第二では，PWR 電力と同様に本章で示・残留熱除去系Ｃ系注入弁

すこととする。

具体的な設備は、以下のとおりとする。
・電動補助給水ポンプ
・タービン動補助給水ポンプ

本系統の流路として主蒸気配管及びクエンチャを重大事故等対処設備として使用する。

・復水タンク・蒸気発生器・主蒸気逃がし弁・高圧注入ポンプ・燃料取替用水タンク
・加圧器逃がし弁
b. １次冷却材の漏えい量抑制
重大事故等対処設備（１次冷却材の漏えい量抑制）として、インターフェイスシステム LOCA 時
において１次冷却材の漏えい量を抑制するため、余熱除去ポンプ入口弁を使用する。
余熱除去系統の隔離に使用する余熱除去ポンプ入口弁は、専用の工具を用いることで離れた場所
から弁駆動機構を介して遠隔操作できる設計とする。
具体的な設備は、以下のとおりとする。
・余熱除去ポンプ入口弁
２Ｃ 非常用ディーゼル発電機及び２Ｄ 非常用ディーゼル発電機は，設計基準事故対処設備
ディーゼル発電機は、設計基準事故対処設備であるとともに、重大事故等時においても使用する
ため、「1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針」に示す設計方針を適用する。

であるとともに，重大事故等時においても使用するため，「1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針」に示す設計方針を適用する。

ただし、多様性、位置的分散等を考慮すべき対象の設計基準事故対処設備はないことから、「1.1.7

ただし，多様性，位置的分散等を考慮すべき対象の設計基準事故対処設備はないことから，重大事故等対処設備に関する基本方針」のうち多様性、位置的分散等の設計方針は適用しない。

「1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針」のうち多様性，位置的分散等の設計方針は適用しない。

ディーゼル発電機及び大容量空冷式発電機については「10.2 代替電源設備」にて記載する。１
次冷却設備を構成する蒸気発生器、１次冷却材ポンプ、原子炉容器及び加圧器については、「5.1
１次冷却設備 5.1.2 重大事故等時」にて記載する。

過渡時自動減圧機能，非常用窒素供給系高圧窒素ボンベ及び非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒
素ボンベについては，「6.8 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備」にて示す。
所内常設直流電源設備，可搬型代替交流電源設備，常設代替直流電源設備及び可搬型代替直流電源設備については，「10.2 代替電源設備」にて示す。

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基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考
・先行 BWR 電力との比較

5.5.2.1 多様性、位置的分散
基本方針については、「1.1.7.1 多様性、位置的分散、悪影響防止等」に示す。

5.8.2.1 多様性，位置的分散
基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

先行 BWR 電力とは記載表現が異なるが，適合方針に
実質的な相違はない。

加圧器逃がし弁及び高圧注入ポンプを使用した１次系のフィードアンドブリードは、電動補助給水ポンプ、タービン動補助給水ポンプ及び主蒸気逃がし弁を使用した２次冷却系からの除熱を用い逃がし安全弁（自動減圧機能）及びに自動減圧機能用アキュムレータは，設計基準事故対処設

た１次冷却系統の減圧と異なる手段を用いることで多様性を持つ設計とする。また、燃料取替用水

備と重大事故等対処設備としての安全機能を兼ねる設備であるが，重大事故等時に必要となる個タンクを水源とすることで、復水タンクを水源とする２次冷却系からの除熱を用いた１次冷却系統数に対して余裕をもった個数を異なる主蒸気管に分散して設置する設計とする。

の減圧に対して異なる水源を持つ設計とする。
加圧器逃がし弁は、原子炉格納容器内に設置し、高圧注入ポンプは、原子炉補助建屋内に設置し、逃がし安全弁（逃がし弁機能）は，非常用逃がし安全弁駆動系による原子炉減圧として使用する 4 個を，異なる主蒸気管に分散して配置する設計とする。

燃料取替用水タンクは、燃料取替用水タンク建屋内に設置することで、原子炉周辺建屋内の電動補常設代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復において逃がし安全弁（自動減圧機能）は，

助給水ポンプ、タービン動補助給水ポンプ、復水タンク及び主蒸気逃がし弁と位置的分散を図る設

常設代替直流電源設備である緊急用 125V 系蓄電池から給電することで，非常用交流電源設備であ計とする。

る２Ｃ 非常用ディーゼル発電機及び２Ｄ 非常用ディーゼル発電機を用いた弁操作に対して多 ・125V 系蓄電池 A 系及び 125V 系蓄電池 B 系は鉛蓄

電動補助給水ポンプ、タービン動補助給水ポンプ、復水タンク、蒸気発生器及び主蒸気逃がし弁を使用した２次冷却系からの除熱を用いた１次冷却系統の減圧は、加圧器逃がし弁による１次冷却系統の減圧と異なる手段を用いることで、多様性を持つ設計とする。
電動補助給水ポンプ、タービン動補助給水ポンプ、復水タンク及び主蒸気逃がし弁は、原子炉周辺建屋内に設置し、蒸気発生器は、原子炉格納容器内の加圧器逃がし弁と壁で分離された位置に設置することで、位置的分散を図る設計とする。
タービン動補助給水ポンプの機能回復において、タービン動補助給水ポンプの蒸気加減弁は、専用の工具を用いて人力で操作できる設計とし、タービン動補助給水ポンプの軸受油は、専用の注油様性を有する設計とする。

可搬型代替直流電源設備による逃がし安全弁機能回復において逃がし安全弁（自動減圧機能） ン蓄電池の構成。
は，可搬型代替直流電源設備である可搬型代替低圧電源車又は逃がし安全弁用可搬型蓄電池から給電することで，所内常設直流電源設備である 125V 系蓄電池Ａ系及び 125V 系蓄電池 Ｂ系を用 ・先行 BWR も同様に蓄電池（非常用）は鉛蓄電池，
いた弁操作に対し，多様性を有する設計とする。

逃がし安全弁用可搬型蓄電池はリチウムイオン式

逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，共通要因によって同時に機能を損なわないよう所内常設直流 である。（57 条審査資料参照）
電源設備である 125V 系蓄電池Ａ系及び 125V 系蓄電池 Ｂ系に対して異なる種類の蓄電池を用いることで多様性を有する設計とする。

器を用いて人力で供給できる設計とする。タービン動補助給水ポンプ駆動蒸気入口弁は、ハンドル逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，通常時は接続せず，原子炉建屋付属棟内の所内常設直流電源を設け、人力操作を可能とすることで、常設直流電源を用いた弁操作に対し、多様性を持つ設計と設備である所内常設直流電源設備である 125V 系蓄電池 Ａ系及び 125V 系蓄電池 Ｂ系と異なるする。

区画である中央制御室に保管することで，位置的分散を図る設計とする。

電動補助給水ポンプの機能回復において、電動補助給水ポンプは、ディーゼル発電機に対して多電池，逃がし安全弁用可搬型蓄電池はリチウムイオ・過渡時自動減圧機能は 6.8 にて示す。
・非常用窒素供給系は 6.8 にて示す。

様性を持った大容量空冷式発電機から給電できる設計とする。電源設備の多様性、位置的分散につ・非常用逃がし安全弁駆動系は 6.8 にて示す。

いては、「10.2 代替電源設備」にて記載する。

・代替電源設備は 10.2 にて示す。

主蒸気逃がし弁の機能回復において主蒸気逃がし弁は、ハンドルを設けて人力操作を可能とする
ことで、空気作動に対し、多様性を持つ設計とする。
加圧器逃がし弁の機能回復において加圧器逃がし弁は、電磁弁の電源を可搬型バッテリ（加圧器
逃がし弁用）から給電し、駆動用空気を窒素ボンベ（加圧器逃がし弁用）から供給することで、制御用空気及び常設直流電源を用いた弁操作に対し、多様性を持つ設計とする。
窒素ボンベ（加圧器逃がし弁用）は、通常時は接続せず、原子炉周辺建屋内のディーゼル発電機と異なる区画に保管することで、位置的分散を図る設計とする。
可搬型バッテリ（加圧器逃がし弁用）は、通常時は接続せず、原子炉補助建屋内の３号炉の常設
直流電源系統と異なる区画、かつ、４号炉の原子炉周辺建屋内の常設直流電源系統と異なる区画、
かつ、３号炉の原子炉周辺建屋内に分散して保管することで、位置的分散を図る設計とする。

・先行 BWR 電力との比較
先行 BWR 電力とは記載表現が異なるが，適合方針に

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基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所
5.8.2.2 悪影響防止

5.5.2.2 悪影響防止

備考
実質的な相違はない。

基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

基本方針については、「1.1.7.1 多様性、位置的分散、悪影響防止等」に示す。
１次系のフィードアンドブリードに使用する加圧器逃がし弁、高圧注入ポンプ及び燃料取替用水

逃がし安全弁（自動減圧機能）及び自動減圧機能用アキュムレータは，設計基準事故対処設備

タンクは、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用

として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで，他の設備に悪することで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

影響を及ぼさない設計とする。

蒸気発生器２次側による炉心冷却（注水）に使用する電動補助給水ポンプ、タービン動補助給水

逃がし安全弁（逃がし弁機能）は，非常用逃がし安全弁駆動系を通常待機時の系統構成から，

ポンプ、蒸気発生器及び復水タンクは、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重弁の操作によって重大事故等対処設備としての系統構成が可能な設計とすることで，他の設備の大事故等対処設備として使用することで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

悪影響を及ぼさない設計とする。

蒸気発生器２次側による炉心冷却（蒸気放出）に使用する主蒸気逃がし弁は、設計基準対象施設

逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，通常待機時は接続先の系統と分離された状態であること及びとして使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで、他の設備に悪影接続により重大事故等対象設備としての系統構成が可能な設計とする。また，設置場所において ・先行 BWR 電力との設計方針の相違。

響を及ぼさない設計とする。

は，治具により固定することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

タービン動補助給水ポンプの機能回復に使用するタービン動補助給水ポンプ及びタービン動補

ブローアウトパネルは第 46 条にて重大事故等対処
設備に位置付けていない。

助給水ポンプ駆動蒸気入口弁は、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
電動補助給水ポンプの機能回復に使用する電動補助給水ポンプは、設計基準対象施設として使用

・過渡時自動減圧機能は 6.8 にて示す。
・非常用窒素供給系は 6.8 にて示す。

する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで、他の設備に悪影響を及ぼさ・非常用逃がし安全弁駆動系は 6.8 にて示す。

ない設計とする。

・代替電源設備は 10.2 にて示す。

主蒸気逃がし弁の機能回復に使用する主蒸気逃がし弁は、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
窒素ボンベによる加圧器逃がし弁の機能回復に使用する窒素ボンベ（加圧器逃がし弁用）は、通常時に接続先の系統と分離された状態であること及び重大事故等時は重大事故等対処設備としての系統構成とすることで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。窒素ボンベによる加圧器逃がし弁の機能回復に使用する加圧器逃がし弁は、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型バッテリによる加圧器逃がし弁の機能回復に使用する可搬型バッテリ（加圧器逃がし弁用）は、通常時に接続先の系統と分離された状態であること及び重大事故等時は重大事故等対処設備としての系統構成とすることで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。可搬型バッテリによる加圧器逃がし弁の機能回復に使用する加圧器逃がし弁は、設計基準対象施設として使用する場
合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また、可搬型バッテリ（加圧器逃がし弁用）は、設置場所において固縛によって固定することで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
加圧器逃がし弁による１次冷却系統の減圧に使用する加圧器逃がし弁は、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
１次冷却系統の減圧に使用する電動補助給水ポンプ、タービン動補助給水ポンプ、復水タンク、

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基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

蒸気発生器、主蒸気逃がし弁、高圧注入ポンプ、燃料取替用水タンク及び加圧器逃がし弁は、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
１次冷却材の漏えい量抑制としてインターフェイスシステム LOCA 時において、余熱除去系統の隔離に使用する余熱除去ポンプ入口弁は、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で・先行 BWR 電力との比較

重大事故等対処設備として使用することで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

先行 BWR 電力とは記載表現が異なるが，適合方針に

5.8.2.3 容量等
5.5.2.3 容量等

実質的な相違はない。

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

基本方針については、「1.1.7.2 容量等」に示す。
２次冷却系からの除熱を用いた１次冷却系統の減圧機能が喪失した場合における１次系のフィ

逃がし安全弁（自動減圧機能）は，設計基準事故時の原子炉冷却材圧力バウンダリ減圧機能とードアンドブリードとして使用する加圧器逃がし弁は、設計基準事故時の１次冷却系統の減圧機能兼用しており，設計基準事故時に使用する場合の吹出容量が，重大事故等時に原子炉冷却材圧力と兼用しており、設計基準事故時に使用する場合の弁放出流量が、炉心崩壊熱により加圧された１

バウンダリを減圧するために必要な吹出容量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と次冷却系統を減圧するために必要な弁放出流量に対して十分であるため、設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。

同仕様で設計する。

自動減圧機能用アキュムレータは，設計基準事故時の原子炉冷却材圧力バウンダリ減圧機能と２次冷却系からの除熱を用いた１次冷却系統の減圧機能が喪失した場合における１次系のフィ兼用しており，設計基準事故時に使用する場合の容量が，重大事故等時に逃がし安全弁（自動減 ・逃がし安全弁用可搬型蓄電池は負荷となる電磁弁

ードアンドブリードとして使用する高圧注入ポンプ及び燃料取替用水タンクは、設計基準事故時に圧機能）を作動させる容量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。 に直接接続するため，1 負荷あたり 1 個で整理してほう酸水を１次冷却系統に注入する機能と兼用しており、設計基準事故時に使用する場合のポンプ

逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，逃がし安全弁（自動減圧機能）1 個の作動時間を考慮した蓄電 いる。負荷が 2 負荷（電磁弁 2 個に給電）あるため

流量及びタンク容量が、１次冷却系統の保有水を確保するために必要なポンプ流量及びタンク容量

池容量を有するものを 2 個使用する。保有数は 2 個，保守点検は電圧測定であり，保守点検中で 2 個に故障時の予備として 1 個の計 3 個（N＋α）保に対して十分であるため、設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。

も使用可能であるため，保守点検用は考慮せずに，故障時の予備として 1 個の合計 3 個を保管す 管する。

蒸気発生器２次側による炉心冷却を用いた１次冷却系統の減圧機能として使用する電動補助給る。

水ポンプ、タービン動補助給水ポンプ、蒸気発生器及び主蒸気逃がし弁は、設計基準事故時の蒸気・先行 BWR 電力との設計方針の相違。

発生器２次側による１次冷却系統の冷却機能と兼用しており、設計基準事故時に使用する場合のポ東海第二では，重大事故等時に逃がし弁機能に期待

ンプ流量、伝熱容量及び弁放出流量が、炉心崩壊熱により加圧された１次冷却系統を冷却すること

しないことから，逃がし弁機能用アキュムレータはで減圧させるために必要なポンプ流量、伝熱容量及び弁放出流量に対して十分であるため、設計基使用しない。

準事故対処設備と同仕様で設計する。
蒸気発生器２次側による炉心冷却（注水）を用いた１次冷却系統の減圧機能として使用する復水・先行 BWR 電力との設計方針の相違。

タンクは、蒸気発生器への給水量に対し、淡水又は海水を補給するまでの間、水源を確保できる十ブローアウトパネルは第 46 条にて重大事故等対処

分なタンク容量を有する設計とする。

設備に位置付けていない。

窒素ボンベ（加圧器逃がし弁用）は、供給先の加圧器逃がし弁が空気作動式であるため、重大事
故等時に想定される原子炉格納容器圧力と弁全開に必要な圧力の和を設定圧力とし、配管分の加・過渡時自動減圧機能は 6.8 にて示す。

圧、弁作動回数及びリークしないことを考慮したボンベ容量に対して十分な容量を有したものを１・非常用窒素供給系は 6.8 にて示す。

セット４個（Ａ系統２個、Ｂ系統２個）使用する。保有数は１セット４個、保守点検は目視点検で・非常用逃がし安全弁駆動系は 6.8 にて示す。

あり、保守点検中でも使用可能であるため、保守点検用は考慮せずに、故障時のバックアップ用と・代替電源設備は 10.2 にて示す。

して２個の合計６個を保管する。
可搬型バッテリ（加圧器逃がし弁用）は、加圧器逃がし弁１個の作動時間を考慮した蓄電池容量を有するものを３号炉、４号炉それぞれで１セット２個使用する。保有数は３号炉、４号炉それぞれで１セット２個、保守点検は電圧測定であり、保守点検中でも使用可能であるため、保守点検用は考慮せずに、故障時のバックアップ用として２個の合計６個（３号及び４号炉共用）を保管する。

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玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

炉心溶融時における高圧溶融物放出及び格納容器雰囲気直接加熱を防止するために使用する加圧器逃がし弁は、設計基準事故時の１次冷却系統の減圧機能と兼用しており、設計基準事故時に使用する場合の弁放出流量が、炉心溶融時に１次冷却系統を減圧させるために必要な弁放出流量に対して十分であるため、設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
蒸気発生器伝熱管破損発生時に１次冷却材の原子炉格納容器外への漏えい量を抑制するため、又はインターフェイスシステム LOCA 発生時に１次冷却材の原子炉格納容器外への漏えい量を抑制するために使用する電動補助給水ポンプ、タービン動補助給水ポンプ、復水タンク、蒸気発生器及び主蒸気逃がし弁は、設計基準事故時の蒸気発生器２次側による１次冷却系統の冷却機能と兼用しており、設計基準事故時に使用する場合のポンプ流量、タンク容量、伝熱容量及び弁放出流量が、蒸気発生器伝熱管破損発生時の１次冷却材の漏えい量を抑制するために必要なポンプ流量、タンク容
量、伝熱容量及び弁放出流量に対して十分であるため、設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
蒸気発生器伝熱管破損発生時に１次冷却材の原子炉格納容器外への漏えい量を抑制するため、又はインターフェイスシステム LOCA 発生時に１次冷却材の原子炉格納容器外への漏えい量を抑制するために使用する高圧注入ポンプ及び燃料取替用水タンクは、設計基準事故時にほう酸水を１次冷
却系統に注入する機能と兼用しており、設計基準事故時に使用する場合のポンプ流量及びタンク容量が、１次冷却系統の保有水を確保するために必要なポンプ流量及びタンク容量に対して十分であるため、設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
蒸気発生器伝熱管破損発生時に１次冷却材の原子炉格納容器外への漏えい量を抑制するため、又はインターフェイスシステム LOCA 発生時に１次冷却材の原子炉格納容器外への漏えい量を抑制するために使用する加圧器逃がし弁は、設計基準事故時の１次冷却系統の減圧機能と兼用しており、設計基準事故時に使用する場合の弁放出流量が、蒸気発生器伝熱管破損発生時の１次冷却材の漏えい量を抑制するために必要な弁放出流量に対して十分であるため、設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。

・先行 BWR 電力との比較

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基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所
5.8.2.4 環境条件等

5.5.2.4 環境条件等
基本方針については、「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。
納容器内に設置し，窒素供給系の供給能力が喪失した場合に使用する非常用窒素供給系高圧窒素

うに、原子炉格納容器内に設置し、制御用空気が喪失した場合に使用する窒素ボンベ（加圧器逃がボンベの容量の設定も含めて，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。また，操し弁用）の容量の設定も含めて、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。操作は中

作は，中央制御室で可能な設計とする。
大事故等時においても確実に作動するように，原子炉格納容器内に設置し，窒素供給系の供給能とする。また、インターフェイスシステム LOCA 時及び蒸気発生器伝熱管破損時に破損側蒸気発生力が喪失した場合に使用する非常用逃がし安全弁駆動系高圧窒素ボンベの容量の設定も含めて，器の隔離に失敗する事故時に使用する設備であるため、これらの環境影響を受けない区画に設置す重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。また，操作は，中央制御室で可能な設計

るか又はこれらの事象が発生した場合の環境条件の変化を考慮した設計とする。操作は中央制御室とする。

燃料取替用水タンクは、燃料取替用水タンク建屋内に設置し、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。また、インターフェイスシステム LOCA 時及び蒸気発生器伝熱管破損時に破損側蒸気発生器の隔離に失敗する事故時に使用する設備であるため、これらの環境影響を受けない区画に設置する設計とする。
電動補助給水ポンプ、タービン動補助給水ポンプ及び復水タンクは、原子炉周辺建屋内に設置し、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。また、インターフェイスシステム LOCA 時

実質的な相違はない。

非常用逃がし安全弁駆動系による原子炉減圧で使用する逃がし安全弁（逃がし弁機能）は，重高圧注入ポンプは、原子炉補助建屋内に設置し、重大事故等時における環境条件を考慮した設計

で可能な設計とする。

先行 BWR 電力とは記載表現が異なるが，適合方針に逃がし安全弁（自動減圧機能）は，重大事故等時においても確実に作動するように，原子炉格減圧用の弁である加圧器逃がし弁は、想定される重大事故等が発生した場合に確実に作動するよ央制御室で可能な設計とする。

備考

自動減圧機能用アキュムレータは，原子炉格納容器内に設置し，重大事故等時における環境条
件を考慮した設計とする。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，中央制御室に保管及び設置するため，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。また，操作は，中央制御室で可能な設計とする。

・先行 BWR 電力との記載方針の相違。

インターフェイスシステムＬＯＣＡ隔離弁は，原子炉建屋原子炉棟内に設置し，重大事故等時 PCV スプレイによる環境条件の緩和については，有における環境条件を考慮した設計とする。また，操作は，設置場所で可能な設計とする。

効性評価ではスプレイ有りの評価を行っており，手順として整備されているため本項には記載しない。

及び蒸気発生器伝熱管破損時に破損側蒸気発生器の隔離に失敗する事故時に使用する設備である
ため、これらの環境影響を受けない区画に設置する設計とする。
電動補助給水ポンプの操作は中央制御室で可能な設計とする。タービン動補助給水ポンプの操作
は中央制御室又は設置場所で可能な設計とする。
蒸気発生器は、原子炉格納容器内に設置し、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とす

・先行 BWR 電力との設計方針の相違。
東海第二では，重大事故等時に逃がし弁機能に期待しないことから，逃がし弁機能用アキュムレータは使用しない。

る。
電動補助給水ポンプ、タービン動補助給水ポンプ、蒸気発生器及び復水タンクは、淡水だけでなく海水も使用することから、海水影響を考慮した設計とする。
減圧用の弁である主蒸気逃がし弁は、想定される重大事故等が発生した場合に確実に作動するよ・先行 BWR 電力との設計方針の相違。
ブローアウトパネルは第 46 条にて重大事故等対処
設備に位置付けていない。

うに、原子炉周辺建屋内に設置し、制御用空気が喪失した場合の人力操作も含めて、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。また、インターフェイスシステム LOCA 時及び蒸気発生

・過渡時自動減圧機能は 6.8 にて示す。

器伝熱管破損時に破損側蒸気発生器の隔離に失敗する事故時に使用する設備であるため、インター・非常用窒素供給系は 6.8 にて示す。

フェイスシステム LOCA 時の環境影響を受けない原子炉周辺建屋内の区画に設置し、蒸気発生器伝・非常用逃がし安全弁駆動系は 6.8 にて示す。

熱管破損時に破損側蒸気発生器の隔離に失敗する事故時の環境条件を考慮した設計とする。操作は・代替電源設備は 10.2 にて示す。

中央制御室で可能な設計及び設置場所での手動ハンドル操作により可能な設計とする。
タービン動補助給水ポンプ駆動蒸気入口弁は、原子炉周辺建屋内に設置し、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。操作は設置場所で可能な設計とする。
窒素ボンベ（加圧器逃がし弁用）は、原子炉周辺建屋内に保管及び設置し、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。操作は設置場所で可能な設計とする。
可搬型バッテリ（加圧器逃がし弁用）は、３号炉の原子炉周辺建屋、原子炉補助建屋及び４号炉

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基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考の原子炉周辺建屋内に保管し、原子炉補助建屋内に設置するため、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。操作は設置場所で可能な設計とする。
余熱除去ポンプ入口弁は、原子炉補助建屋内に設置し、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。また、インターフェイスシステム LOCA 時に使用する設備であるため、その環境条件を考慮した設計とする。操作は設置場所と異なる区画から遠隔で専用工具を用いて可能な設計とする。

・先行 BWR 電力との比較
先行 BWR 電力とは記載表現が異なるが，適合方針に
実質的な相違はない。

5.5.2.5 操作性の確保

5.8.2.5 操作性の確保

基本方針については、「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

加圧器逃がし弁、高圧注入ポンプ及び燃料取替用水タンクを使用した１次系のフィードアンドブ

逃がし安全弁（自動減圧機能）及び自動減圧機能用アキュムレータは，重大事故等時において 非常用逃がし安全弁駆動系による逃がし安全弁（逃リードを行う系統は、重大事故等が発生した場合でも、設計基準対象施設として使用する場合と同も，設計基準事故対処設備として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用 がし弁機能）の操作は電磁弁の作動が不要であるこじ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。加圧器逃がし弁及び高圧注入ポンプする設計とする。逃がし安全弁（自動減圧機能）は，中央制御室の操作盤のスイッチでの操作が とから，非常用逃がし安全弁駆動系として 6.8 にては、中央制御室の制御盤の操作スイッチでの操作が可能な設計とする。

可能な設計とする。

・補足説明

示す。

電動補助給水ポンプ、タービン動補助給水ポンプ、蒸気発生器及び復水タンクを使用した蒸気発
生器２次側による炉心冷却（注水）を行う系統は、重大事故等が発生した場合でも、設計基準対象

・先行 BWR 電力との設計方針の相違。

施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。電動補東海第二では，重大事故等時に逃がし弁機能に期待

助給水ポンプ及びタービン動補助給水ポンプは、中央制御室の制御盤の操作スイッチでの操作が可

しないことから，逃がし弁機能用アキュムレータは能な設計とする。

使用しない。

主蒸気逃がし弁を使用した蒸気発生器２次側による炉心冷却（蒸気放出）を行う系統は、重大事
故等が発生した場合でも、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処

・先行 BWR 電力との設計方針の相違。

設備として使用する設計とする。主蒸気逃がし弁は、中央制御室の制御盤の操作スイッチでの操作

ブローアウトパネルは第 46 条にて重大事故等対処が可能な設計とする。

設備に位置付けていない。

タービン動補助給水ポンプ及びタービン動補助給水ポンプ駆動蒸気入口弁を使用したタービン
動補助給水ポンプの機能回復を行う系統は、重大事故等が発生した場合でも、設計基準対象施設と・過渡時自動減圧機能は 6.8 にて示す。

して使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。

・非常用窒素供給系は 6.8 にて示す。

タービン動補助給水ポンプは、現場での人力による専用の工具を用いた蒸気加減弁の操作及び専用の注油器によるタービン動補助給水ポンプ軸受への油供給と、人力によるタービン動補助給水ポ

・非常用逃がし安全弁駆動系は 6.8 にて示す。
・代替電源設備は 10.2 にて示す。

ンプ駆動蒸気入口弁の操作により起動が可能な設計とする。タービン動補助給水ポンプ駆動蒸気入口弁は、現場操作も可能となるように手動ハンドルを設け、現場で人力により確実に操作できる設計とする。専用の工具及び注油器は、作業場所近傍又はアクセスルート近傍に保管する。
電動補助給水ポンプを使用した電動補助給水ポンプの機能回復を行う系統は、重大事故等が発生した場合でも、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。
主蒸気逃がし弁を使用した主蒸気逃がし弁の機能回復を行う系統は、重大事故等が発生した場合でも、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。また、主蒸気逃がし弁は、現場操作も可能となるように手動ハンドルを設け、現場で人力により確実に操作できる設計とする。

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基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

窒素ボンベ（加圧器逃がし弁用）及び加圧器逃がし弁を使用した窒素ボンベによる加圧器逃がし弁の機能回復を行う系統は、重大事故等が発生した場合でも、通常時の系統から弁操作等にて速やかに切替えできる設計とする。窒素ボンベ（加圧器逃がし弁用）の出口配管と制御用空気配管の接続は、簡便な接続規格による接続とし、現場で確実に接続できる設計とする。また、３号炉及び４号炉で同一規格の設計とする。
窒素ボンベ（加圧器逃がし弁用）の取付継手は、３号炉及び４号炉の窒素ボンベ（原子炉補機冷
却水サージタンク用、事故時試料採取設備弁用及びアニュラス空気浄化ファン弁用）と同一形状とし、一般的に使用される工具を用いて確実に接続できるとともに、必要により窒素ボンベの交換が可能な設計とする。
可搬型バッテリ（加圧器逃がし弁用）及び加圧器逃がし弁を使用した可搬型バッテリによる加圧逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁機能回復を行う系統は，重大事故等時におい器逃がし弁の機能回復を行う系統は、重大事故等が発生した場合でも、加圧器逃がし弁への給電をても，通常待機時の系統から逃がし安全弁用可搬型蓄電池による電源供給へ中央制御室での電気

通常時の系統から可搬型バッテリ（加圧器逃がし弁用）による電源供給へ現場での電源操作等によ回路の接続により速やかに切替可能な設計とする。また，車輪の設置により運搬が可能な設計とり速やかに切替えできる設計とする。また、車輪の設置により運搬ができる設計とするとともに、するとともに，設置場所にて固縛が可能な設計とする。接続は，ボルト・ネジ接続とし，一般的設置場所にて固縛ができる設計とする。接続はコネクタ接続とし、接続規格を統一することによに使用される工具を用いて容易かつ確実に接続可能な設計とする。

り、確実に接続できる設計とする。接続口は、３号炉及び４号炉とも同一規格の設計とする。
加圧器逃がし弁は現場の窒素ボンベ（加圧器逃がし弁用）及び可搬型バッテリ（加圧器逃がし弁用）を用いて、遠隔で操作可能な設計とする。
加圧器逃がし弁を使用した加圧器逃がし弁による１次冷却系統の減圧を行う系統は、重大事故等が発生した場合でも、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。
蒸気発生器伝熱管破損発生時及びインターフェイスシステム LOCA 発生時に用いる電動補助給水
ポンプ、タービン動補助給水ポンプ、復水タンク、蒸気発生器、主蒸気逃がし弁、高圧注入ポンプ、
燃料取替用水タンク及び加圧器逃がし弁を使用した１次冷却系統の減圧を行う系統は、重大事故等が発生した場合でも、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。
余熱除去ポンプ入口弁を使用した１次冷却材の漏えい量抑制を行う系統は、重大事故等が発生した場合でも、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。余熱除去ポンプ入口弁は、現場で、専用の工具を用いて、設置場所と異なる区画から遠隔操作により確実に操作できる設計とする。専用工具は、作業場所近傍又はアクセスルー
ト近傍に保管する。

5.5.3 主要設備及び仕様
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備の主要設備及び仕様を第 5.5.1 表及び第5.5.2 表に示す。

5.8.3 主要設備及び仕様
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備の主要設備及び仕様を第 5.8－1 表及び第5.8－2 表に示す。
・先行 BWR 電力との比較
先行 BWR 電力とは記載表現が異なるが，適合方針に

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基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考
実質的な相違はない。

5.5.4 試験検査

5.8.4 試験検査

基本方針については、「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

１次系のフィードアンドブリード及び１次冷却系統の減圧に使用する加圧器逃がし弁、高圧注入逃がし安全弁は，原子炉の停止中に分解検査，機能・性能検査及び外観検査が可能な設計とす 非常用逃がし安全弁駆動系による逃がし安全弁（逃ポンプ及び燃料取替用水タンクは、他系統と独立した試験系統又は通常時の系統構成により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
加圧器逃がし弁及び高圧注入ポンプは、分解が可能な設計とする。

る。

・補足説明

がし弁機能）の操作は電磁弁の作動が不要であるこ

自動減圧機能用アキュムレータは，原子炉の停止中に機能・性能及び外観検査が可能な設計と とから，非常用逃がし安全弁駆動系として 6.8 にてする。

燃料取替用水タンクは、内部の確認が可能なように、マンホールを設ける設計とする。

逃がし安全弁は，原子炉の停止中に分解が可能な設計とする。

燃料取替用水タンクは、ほう素濃度及び有効水量が確認できる設計とする。

逃がし安全弁用可搬型蓄電池は原子炉の運転中又は停止中に電圧測定が可能な設計とする。

示す。

・先行 BWR 電力との設計方針の相違。

蒸気発生器２次側による炉心冷却（注水） 及び１次冷却系統の減圧に使用する電動補助給水ポ

東海第二では，重大事故等時に逃がし弁機能に期待

ンプ、タービン動補助給水ポンプ、蒸気発生器及び復水タンクは、他系統と独立した試験系統又はしないことから，逃がし弁機能用アキュムレータは

通常時の系統構成により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。

使用しない。

電動補助給水ポンプ及びタービン動補助給水ポンプは、分解が可能な設計とする。
蒸気発生器及び復水タンクは、内部の確認が可能なように、マンホールを設ける設計とする。

・先行 BWR 電力との設計方針の相違。

蒸気発生器は、伝熱管の非破壊検査が可能なように、試験装置を設置できる設計とする。

ブローアウトパネルは第 46 条にて重大事故等対処

蒸気発生器２ 次側による炉心冷却（蒸気放出）及び１ 次冷却系統の減圧に使用する主蒸気逃が設備に位置付けていない。

し弁は、他系統と独立した試験系統又は通常時の系統構成により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。

・過渡時自動減圧機能は 6.8 にて示す。

主蒸気逃がし弁は、分解が可能な設計とする。

・非常用窒素供給系は 6.8 にて示す。

タービン動補助給水ポンプの機能回復に使用するタービン動補助給水ポンプ及びタービン動補・非常用逃がし安全弁駆動系は 6.8 にて示す。

助給水ポンプ駆動蒸気入口弁は、他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有無の・代替電源設備は 10.2 にて示す。

確認が可能な設計とする。
タービン動補助給水ポンプ駆動蒸気入口弁は、分解が可能な設計とする。
電動補助給水ポンプの機能回復に使用する電動補助給水ポンプは、他系統と独立した試験系統に
より機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
主蒸気逃がし弁の機能回復に使用する主蒸気逃がし弁は、他系統と独立した試験系統又は通常時の系統構成により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
窒素ボンベによる加圧器逃がし弁の機能回復に使用する窒素ボンベ（加圧器逃がし弁用）は、加圧器逃がし弁駆動用空気配管への窒素供給により、弁の開閉試験を行うことで、機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
窒素ボンベ（加圧器逃がし弁用）は規定圧力及び外観の確認が可能な設計とする。
窒素ボンベによる加圧器逃がし弁の機能回復、可搬型バッテリによる加圧器逃がし弁の機能回復及び加圧器逃がし弁による１次冷却系統の減圧に使用する加圧器逃がし弁は、他系統と独立した試験系統又は通常時の系統構成により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
可搬型バッテリによる加圧器逃がし弁の機能回復に使用する可搬型バッテリ（加圧器逃がし弁用）は、電磁弁への電源供給により弁の開閉を行うことで、機能・性能の確認が可能な設計とする。
可搬型バッテリ（加圧器逃がし弁用）は電圧測定が可能な設計とする。
インターフェイスシステム LOCA 時の１次冷却材の漏えい量抑制として、余熱除去系統の隔離に

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玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

使用する余熱除去ポンプ入口弁は、手動による開閉確認及び専用工具で規定トルクによる開閉確認が可能な設計とする。また、分解が可能な設計とする。

第 5.5.1 表 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備（常設）の設備仕様（1） 加圧器逃がし弁

第 5.8－1 表 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備（常設）の設備仕様(1) 逃がし安全弁兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・１次冷却設備（通常運転時等）

・主蒸気系

・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

型式

バネ式（アクチュエータ付）

・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

個

数

18

型式

空気作動式

個数

２

最高使用圧力17.16MPa［gage］（安全弁機能）吹出圧力
MPa[gage]

弁個数

容量／個 t／h（吹出し圧力×1.03において）

360℃

7.78

2

385.2

約 362℃（重大事故等時における使用時の値）

8.10

4

400.5

吹出容量

約 95t／h（１個当たり）

8.16

4

403.9

材料

ステンレス鋼

8.23

4

407.2

8.30

4

410.6

吹出圧力
MPa[gage]

弁個数

容量／個 t／h（吹出し圧力において）・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

7.37

2

354.6

・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

7.44

4

357.8

・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

7.51

4

361.1

7.58

4

364.3

7.64

4

367.6

約 18.9MPa［gage］（重大事故等時における使用時の値）
最高使用温度（2） 高圧注入ポンプ
兼用する設備は以下のとおり。

（逃がし弁機能）・高圧注入系
・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

型式

うず巻式

台数

２

容量

約 320m３／h（１台当たり）

最高使用圧力16.7MPa［gage］

最高使用温度

150℃

揚程

約 960m

接液部材料

ステンレス鋼（3） 燃料取替用水タンク
兼用する設備は以下のとおり。

(2) 自動減圧機能用アキュムレータ
兼用する設備は以下のとおり。
・主蒸気系
・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
個

数

7

容

量

0.25m３／個

17／26

玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

・高圧注入系(3) 高圧炉心スプレイ系注入弁

・低圧注入系
・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兼用する設備は以下のとおり。

・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

・非常用炉心冷却系

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

・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

型

式

仕切弁

・原子炉格納容器スプレイ設備

個

数

1

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

最高使用圧力10.7MPa・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

最高使用温度302℃

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備(4) 原子炉隔離時冷却系注入弁兼用する設備は以下のとおり。

・火災防護設備型式

たて置円筒型・原子炉隔離時冷却系

基数

１・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
３

容量

約 2,100m

型

式

仕切弁

最高使用圧力

大気圧

個

数

1

最高使用温度

95℃

最高使用圧力10.7MPa

ほう素濃度

3,100ppm 以上

最高使用温度302℃

材料

ステンレス鋼設置高さ

EL.0.0m

距離約 70m（３号炉心より）(5) 低圧炉心スプレイ系注入弁兼用する設備は以下のとおり。
・非常用炉心冷却系（4） 電動補助給水ポンプ

・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備兼用する設備は以下のとおり。

型

式

仕切弁

・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

個

数

1

・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

最高使用圧力8.62MPa・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

最高使用温度

302℃・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備(6) 残留熱除去系Ａ系注入弁

・給水設備
・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兼用する設備は以下のとおり。

型式

うず巻式

・非常用炉心冷却系

台数

２

・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
３

容量

約 140m ／h（１台当たり）

型

式

仕切弁

揚程

約 950m

個

数

1

電動機

約 650kW（１台当たり）

最高使用圧力8.62MPa

本体材料

合金鋼

最高使用温度302℃（5） タービン動補助給水ポンプ

18／26

玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備(7) 残留熱除去系Ｂ系注入弁

・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備兼用する設備は以下のとおり。

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・非常用炉心冷却系

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

・給水設備

型

式

仕切弁

・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

個

数

1

型式

うず巻式（蒸気加減弁付）

最高使用圧力8.62MPa

台数

１

最高使用温度302℃

容量

約 250m３／h

揚程

約 950m

本体材料

合金鋼(8) 残留熱除去系Ｃ系注入弁兼用する設備は以下のとおり。
・非常用炉心冷却系
・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備（6） 蒸気発生器兼用する設備は以下のとおり。

型

式

仕切弁

・１次冷却設備（通常運転時等）

個

数

1

・１次冷却設備（重大事故等時）

最高使用圧力8.62MPa・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

最高使用温度302℃

・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・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
型式

たて置Ｕ字管式熱交換器型

基数４

胴側最高使用圧力

8.17MPa［gage］
約 8.8MPa［gage］（重大事故等時における使用時の値）

管側最高使用圧力17.16MPa［gage］
約 18.9MPa［gage］（重大事故等時における使用時の値）

１次冷却材流量約 15,000t／h（１基当たり）

主蒸気運転圧力（定格出力時） 約 6.03MPa［gage］
主蒸気運転温度（定格出力時） 約 277℃
蒸気発生量（定格出力時）

約 1,690t／h（１基当たり）

出口蒸気湿分

0.25wt％以下

伝熱面積

約 4,870m２（１基当たり）

伝熱管
本数

3,382（１基当たり）

外径

約 22.2mm

厚さ

約 1.3mm

19／26

玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

胴部外径
上部

約 4.5m下部

約 3.4m

全高

約 21m

材料
本体

低合金鋼及び低合金鍛鋼

伝熱管

ニッケル・クロム・鉄合金

管板肉盛り

ニッケル・クロム・鉄合金

水室肉盛り

ステンレス鋼（7） 復水タンク
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・２次系補給水設備
・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
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
型式

たて置円筒型基数１

容量

約 1,200m３

本体材料

炭素鋼

設置高さ

EL.＋11.3m

距離約 40m（３号炉心より）（8） 主蒸気逃がし弁
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・主蒸気系統設備
・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
型式

空気作動式

20／26

玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

【対象項目：第４６条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉
個数

４

口径

６B

容量

約 177t／h（１個当たり）最高使用圧力8.17MPa［gage］

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

東海第二発電所

備考

約 8.8MPa［gage］（重大事故等時における使用時の値）
最高使用温度

298℃
約 346℃（重大事故等時における使用時の値）

本体材料

炭素鋼

（9） タービン動補助給水ポンプ駆動蒸気入口弁兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
・給水設備
型式

電気直流作動式

個数

２

最高使用圧力8.17MPa［gage］
約 8.8MPa［gage］（重大事故等時における使用時の値）

最高使用温度

298℃
約 346℃（重大事故等時における使用時の値）

本体材料

炭素鋼

（10） 余熱除去ポンプ入口弁
兼用する設備は以下のとおり。
・余熱除去設備・低圧注入系
・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
型式

手動式（専用の工具で遠隔操作可能）個数

２

最高使用圧力4.5MPa［gage］

最高使用温度200℃

本体材料

ステンレス鋼21／26

玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

第 5.5.2 表 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備（可搬型）の設備仕様（1） 窒素ボンベ（加圧器逃がし弁用）
種類

鋼製容器

個数

４（予備２）

容量

約 46.7 （１個当たり）最高使用圧力14.7MPa［gage］

供給圧力

0.91MPa［gage］（減圧後圧力）（2） 可搬型バッテリ（加圧器逃がし弁用）（３号及び４号炉共用）
型式

鉛蓄電池

個数

４（予備２）

容量

約 7.2A・h（１個当たり）

電圧

132V

22／26

玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

玄海原子力発電所 ３／４号炉

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】
東海第二発電所

備考

23／26

玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

玄海原子力発電所 ３／４号炉

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】
東海第二発電所

備考

24／26

玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

玄海原子力発電所 ３／４号炉

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】
東海第二発電所

備考

25／26

玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表

玄海原子力発電所 ３／４号炉

赤文字：設備、運用又は体制等の相違（設計方針の相違）
青文字：記載箇所又は記載内容等の相違（記載方針の相違）
緑文字：記載表現の修正、設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応【対象項目：第４６条】
東海第二発電所

備考

26／26

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

5.6 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

5.9 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

5.6.1 概5.9.1 概要要

原了炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用原原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用原

子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止

子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，発電用原子炉を冷却するために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。

するため，原子炉の冷却に必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備の概略系統図を第5.6.1 図から第 5.6.16 図に示す。
5.6.2 設計方針

備考

原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備の系統概要図を第 記載表現の相違（東二は「系統概5.9－1 図から第 5.9－6 図に示す。

要図）に統一）5.9.2 設計方針
(1) 設計基準事故対処設備を使用した設備
ａ．設計基準事故対処設備による原子炉冷却

東二は、技術的能力に合わせ、まず、DBA 設備が健全な場合を先に

設計基準事故対処設備が健全な場合において，原子炉を冷却し，炉心の著しい損傷及び原 記載する方針とする。先行 PWR の子炉格納容器の破損を防止するための設備として設計基準事故対処設備を重大事故等対処 「5.6.2 d. 原子炉冷却材圧力バ
設備（残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水及び低圧炉心スプレイ系による原子炉 ウンダリ低圧時において発電用原注水）を設ける。

子炉の冷却機能が喪失していない(a) 残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水

場合における発電用原子炉の冷残留熱除去系ポンプ及びサプレッション・プールによる原子炉冷却機能が健全な場合の 却」に記載している。
重大事故等対処設備（残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水）として残留熱除去 ＤＢ設備が機能喪失していない場
系ポンプ，残留熱除去系熱交換器，サプレッション・プール及び残留熱除去系海水ポンプ 合の対応として、冷却と除熱に整を使用する。
サプレッション・プールを水源とした残留熱除去系ポンプは，残留熱除去系熱交換器を介して，サプレッション・プール水を冷却し，原子炉へ注水が可能な設計とする。
海を水源とした残留熱除去系海水ポンプは，非常用取水設備である貯留堰，取水路及び取水ピットを通じて取水した海水を，ポンプ出口に設置される残留熱除去系海水ストレー
ナにより異物を除去後，冷却水として残留熱除去系熱交換器に供給が可能な設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・残留熱除去系ポンプ（5.4 残留熱除去系）
・残留熱除去系熱交換器（5.4 残留熱除去系）
・サプレッション・プール（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
・残留熱除去系海水ポンプ（5.4 残留熱除去系）
・残留熱除去系海水ストレーナ（5.4 残留熱除去系）
その他，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備の非常用ディーゼル発電機，原
子炉圧力容器，非常用取水設備の貯留堰，取水路及び取水ピットを重大事故等対処設備として使用する。
(b) 低圧炉心スプレイ系による原子炉注水
低圧炉心スプレイ系ポンプ及びサプレッション・プールによる原子炉の冷却機能が喪失

1

理し追記した。

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

していない場合の重大事故等対処設備（低圧炉心スプレイ系による原子炉注水）として低圧炉心スプレイ系ポンプ，サプレッション・プールを使用する。
サプレッション・プールを水源とした低圧炉心スプレイ系ポンプは，低圧炉心スプレイ
系を介して原子炉へ注水が可能な設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・低圧炉心スプレイ系ポンプ（5.2 非常用炉心冷却系）
・サプレッション・プール（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
・残留熱除去系海水ポンプ（5.4 残留熱除去系）
・残留熱除去系海水ストレーナ（5.4 残留熱除去系）
その他，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備の非常用ディーゼル発電機，原
子炉圧力容器，非常用取水設備の貯留堰，取水路及び取水ピットを重大事故等対処設備として使用する。
ｂ．設計基準事故対処設備による原子炉除熱
設計基準事故対処設備の機能が健全な場合において，原子炉の崩壊熱を除去するための設備として重大事故等対処設備（残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱）を設ける。
(a) 残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱
残留熱除去系ポンプによる残留熱除去機能が健全な場合において，原子炉の崩壊熱を除去するための重大事故等対処設備（残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱）として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及び残留熱除去系海水ストレーナを使用する。
残留熱除去系ポンプは，残留熱除去系熱交換器を介して，原子炉圧力容器内の水を循環させることで，原子炉の除熱が可能な設計とする。
海を水源とした残留熱除去系海水ポンプは，非常用取水設備である貯留堰，取水路及び取水ピットを通じて取水した海水をポンプ出口に設置される残留熱除去系海水ストレー
ナにより異物を除去後，冷却水として残留熱除去系熱交換器に供給が可能な設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・残留熱除去系ポンプ（5.4 残留熱除去系）
・残留熱除去系熱交換器（5.4 残留熱除去系）
・残留熱除去系海水ポンプ（5.4 残留熱除去系）
・残留熱除去系海水ストレーナ（5.4 残留熱除去系）
その他，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備の非常用ディーゼル発電機，原
子炉圧力容器，非常用取水設備の貯留堰，取水路及び取水ピットを重大事故等対処設備として使用する。

東二では、技術的能力に合わせ「原子炉運転中の場合に用(1) 1 次冷却材喪失事象が発生している場合に用いる設備(2) 原子炉運転中の場合に用いる設備

2いる設備」と記載している

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備のうち，原子炉を

原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備のうち，原子炉が、先行 PWR では、「1 次冷却

冷却し，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するための設備として以下の重大事を冷却し，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するための設備として重大事故

材喪失事象が発生している故防止設備(充てんポンプによる炉心注入，B 格納容器スプレイポンプによる代替炉心注入，B 格等対処設備（低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水）を設ける。

場合に用いる設備」と「1 次納容器スプレイポンプによる代替再循環，高圧注入ポンプによる高圧再循環，高圧注入ポンプに

冷却材喪失事象が発生してよる炉心注入及び B 高圧注入ポンプによる代替再循環)及び可搬型重大事故防止設備(可搬型デいない場合に用いる設備」にィーゼル注入ポンプによる代替炉心注入)を設ける。また，炉心の著しい損傷に至るまでの時間
的余裕のない場合に対応するため，常設重大事故防止設備(常設電動注入ポンプによる代替炉心

また，炉心の著しい損傷に至るまでの時間的余裕のない場合に対応するため，重大事故等対分けてで表現している。

処設備（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水）を設ける。

注入及び B 充てんポンプによる代替炉心注入)を設ける。
設備の相違（技術的能力と整合）a.

フロントライン系故障時に用いる設備(a) 炉心注入
i. 充てんポンプによる炉心注入
運転中の 1 次冷却材喪失事象時において，余熱除去ポンプ及び高圧注入ポンプの故障等により炉心注水機能が喪失した場合の重大事故防止設備(充てんポンプによる炉心注入)として，化学体積制御設備の充てんポンプ及び非常用炉心冷却設備の燃料取替用水タンクを使用する。
燃料取替用水タンクを水源とした充てんポンプは，化学体積制御系統により炉心へ注水できる設計とする。

ａ．フロントライン系故障時に用いる設備

東二は新設の常設低圧代替注水ポ(a) 低圧代替注水系（常設）による原子炉注水

ンプと代替淡水貯槽を常設ＳＡ設

設計基準事故対処設備である残留熱除去系ポンプ及び低圧炉心スプレイ系ポンプの故障 備として整備した。先行ＰＷＲ及により原子炉注水ができない場合の重大事等対処設備（低圧代替注水系（常設）による原 び先行ＢＷＲは、既設の復水移送
子炉注水）として常設低圧代替注水系ポンプ及び代替淡水貯槽を使用する。

ポンプと復水貯蔵タンクを常設Ｓ

代替淡水貯槽を水源とする常設低圧代替注水系ポンプは，残留熱除去系Ｃ系を介して原 Ａ設備と整備している。
子炉へ注水が可能な設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプは，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置から 具体的な設備は，まとめ資料のＳ給電が可能な設計とする。

Ａ設備一覧の主要設備，水源及び具体的な設備は，以下のとおりとする。

電源を記載する（水源及び電源は・充てんポンプ

・常設低圧代替注水系ポンプ

当該条文では関連設備であるが，・燃料取替用水タンク

・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）

水源及び電源の条文で主要設備と・常設代替高圧電源装置（10.2 代替電源設備）

なる）。

具体的な設備は，以下のとおりとする。

化学体積制御設備を構成する再生熱交換器は，設計基準事故対処設備の一部を流路として使用することから，流路に係る機能について重大事故等対処設備としての設計を行う。その他，その他，設計基準事故対処設備である原子炉圧力容器を重大事故等対処設備として使用 なお，新設ＳＡ設備の電源は，常する。

設代替高圧電源装置から供給す設計基準事故対処設備である非常用電源設備のデイーゼル発電機並びに 1 次冷却設備の蒸気る。（非常用ディーゼル発電機か発生器，1 次冷却材ポンプ，原子炉容器及び加圧器を重大事故等対処設備として使用する。

らは供給しない）(b) 代替炉心注入
i. B 格納容器スプレイポンプによる代替炉心注入
運転中の 1 次冷却材喪失事象時において，余熱除去ポンプ及び高圧注入ポンプの故障等により炉心注水機能が喪失した場合の重大事故防止設備(B 格納容器スプレイポンプによる代替炉
心注入)として，原子炉格納容器スプレイ設備の B 格納容器スプレイポンプ及び非常用炉心冷却設備の燃料取替用水タンクを使用する。
燃料取替用水タンクを水源とした B 格納容器スプレイポンプは，格納容器スプレイ系統と余熱除去系統間のタイラインにより炉心へ注水できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・B 格納容器スプレイポンプ

3

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

・燃料取替用水タンク
原子炉格納容器スプレイ設備を構成する B 格納容器スプレイ冷却器は，設計基準事故対処設
備の一部を流路として使用することから，流路に係る機能について重大事故等対処設備としての設計を行う。その他，設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機並びに 1 次冷却設備の蒸気発生器，1 次冷却材ポンプ，原子炉容器及び加圧器を重大事故等対処設
備として使用する。
ii. 常設電動注入ポンプによる代替炉心注入
運転中の 1 次冷却材喪失事象時において，余熱除去ポンプ及び高圧注入ポンプの故障等により炉心注水機能が喪失した場合の常設重大事故防止設備(常設電動注入ポンプによる代替炉心注入)として，常設電動注入ポンプ，非常用炉心冷却設備の燃料取替用水タンク及び 2 次系補給水設備の復水タンクを使用する。
燃料取替用水タンク又は復水タンクを水源とした常設電動注入ポンプは，格納容器スプレイ
系統と余熱除去系統間のタイラインにより炉心へ注水できる設計とする。常設電動注入ポンプ
は，ディーゼル発電機に加えて，代替電源設備である大容量空冷式発電機より重大事故等対処
用変圧器受電盤及び重大事故等対処用変圧器盤を経由して給電できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・常設電動注入ポンプ
・燃料取替用水タンク
・復水タンク・大容量空冷式発電機(10.2 代替電源設備)
・重大事故等対処用変圧器受電盤(10.2 代替電源設備)
・重大事故等対処用変圧器盤(10.2 代替電源設備)
その他，設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機並びに 1 次冷却設
備の蒸気発生器，1 次冷却材ポンプ，原子炉容器及び加圧器を重大事故等対処設備として使用する。
iii. 可搬型ディーゼル注入ポンプによる代替炉心注入(b) 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）設備の相違（技術的能力と整合）

運転中の 1 次冷却材喪失事象時において，余熱除去ポンプ及び高圧注入ポンプの故障等によ設計基準事故対処設備である残留熱除去系ポンプ及び低圧炉心スプレイ系ポンプの故 東二は、新設ＳＡ設備として可搬

り炉心注水機能が喪失した場合の可搬型重大事故防止設備(可搬型ディーゼル注入ポンプによ障等により原子炉の冷却機能が喪失した場合の重大事等対処設備（低圧代替注水系（可搬 型の設備（可搬型代替注水中型ポる代替炉心注入)として，可搬型ディーゼル注入ポンプ，中間受槽，燃料油貯蔵タンク及びタ型）による原子炉注水）として可搬型代替注水中型ポンプ，可搬型代替注水大型ポンプ， ンプ及び可搬型代替注水大型ポン

ンクローリを使用する。

西側淡水貯水設備，代替淡水貯槽，可搬型設備用軽油タンク及びタンクローリを使用する。 プ）及び水源（西側淡水貯水設備

中間受槽を水源とした可搬型ディーゼル注入ポンプは，格納容器スプレイ系統と余熱除去系

西側淡水貯水設備を水源とする可搬型代替注水中型ポンプは，高所東側接続口，高所西 及び代替淡水貯槽）を整備した。

統間のタイラインにより炉心へ注水できる設計とする。可搬型ディーゼル注入ポンプは，ディ側接続口，原子炉建屋東側接続口又は原子炉建屋西側接続口にホースを接続し，低圧炉心 先行ＢＷＲは新設ＳＡ設備としてーゼルエンジンにて駆動できる設計とする。

スプレイ系又は残留熱除去系Ｃ系を介して原子炉へ注水が可能な設計とする。

可搬型ディーゼル注入ポンプの燃料は，燃料油貯蔵タンクよりタンクローリを用いて補給できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。

可搬型代替注水ポンプを整備し、代替淡水貯槽を水源とする可搬型代替注水大型ポンプは，高所東側接続口，高所西側接 水源は、代替水源から供給できる
続口，原子炉建屋東側接続口又は原子炉建屋西側接続口にホースを接続し，低圧炉心スプ としている。
レイ系又は残留熱除去系Ｃ系を介して原子炉へ注水が可能な設計とする。

4

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
・可搬型ディーゼル注入ポンプ(3 号及び 4 号炉共用)・中間受槽(3 号及び 4 号炉共用)

備考

低圧代替注水系（可搬型）は，代替淡水源が枯渇した場合において，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプにより海も利用可能な設計とする。

・燃料油貯蔵タンク(重大事故等時のみ 3 号及び 4 号炉共用)(10.2 代替電源設備)
・タンクローリ (3 号及び 4 号炉共用)(10.2

東海第二発電所

代替電源設備)

その他，設計基準事故対処設備である 1 次冷却設備の蒸気発生器，1 次冷却材ポンプ，
原子炉容器及び加圧器を重大事故等対処設備として使用する。

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式のディーゼルエン
ジンにて駆動が可能な設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの燃料は，可搬型設備用軽油 「○○より」は「○○から」で統タンクからタンクローリを用いて給油が可能な設計とする。

一。「○○できる」は主に「○○

具体的な設備は，以下のとおりとする。

可能」とするが，先行炉との整合

・可搬型代替注水中型ポンプも踏まえた記載とする。

・可搬型代替注水大型ポンプ

具体的な設備として記載する設備

・西側淡水貯水設備（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）の考え方は常設と同様。 燃料給・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）

油設備は電源で整理していること

・可搬型設備用軽油タンク（10.2 代替電源設備）

から記載する。

・タンクローリ（10.2 代替電源設備）
その他，設計基準事故対処設備である原子炉圧力容器を重大事故等対処設備として使用する。
(c) 代替再循環

設備の相違。

i. B 格納容器スプレイポンプによる代替再循環
運転中の 1 次冷却材喪失事象時において，余熱除去ポンプ又は余熱除去冷却器の故障等により再循環運転による原子炉冷却機能が喪失した場合の重大事故防止設備(B 格納容器スプレイ
ポンプによる代替再循環)として，原子炉格納容器スプレイ設備の B 格納容器スプレイポンプ
及び B 格納容器スプレイ冷却器並びに格納容器再循環サンプ及び格納容器再循環サンプスク
リーンを使用する。
格納容器再循環サンプを水源とした B 格納容器スプレイポンプは，B 格納容器スプレイ冷却器を介して代替再循環できる設計とする。格納容器再循環サンプスクリーンは，高圧注入ポン
プ，余熱除去ポンプ及び格納容器スプレイポンプの有効吸込水頭を確保できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・B 格納容器スプレイポンプ
・格納容器再循環サンプ
・格納容器再循環サンプスクリーン・B 格納容器スプレイ冷却器
その他，設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機並びに 1 次冷却設
備の蒸気発生器，1 次冷却材ポンプ，原子炉容器及び加圧器を重大事故等対処設備として使用する。
(d) 再循環i. 高圧注入ポンプによる高圧再循環

5赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

運転中の 1 次冷却材喪失事象時において，余熱除去ポンプ又は余熱除去冷却器の故障等により再循環運転による原子炉冷却機能が喪失した場合の重大事故防止設備(高圧注入ポンプによる高圧再循環)として，非常用炉心冷却設備の高圧注入系の高圧注入ポンプ並びに格納容器再循環サンプ及び格納容器再循環サンプスクリーンを使用する。
格納容器再循環サンプを水源とした高圧注入ポンプは，安全注入系統により再循環でき，原子炉格納容器内の冷却と併せて原子炉を冷却できる設計とする。格納容器再循環サンプスクリ
ーンは，高圧注入ポンプ，余熱除去ポンプ及び格納容器スプレイボンアの有効吸込水頭を確保できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・高圧注入ポンプ
・格納容器再循環サンプ
・格納容器再循環サンプスクリーン
その他，設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機並びに 1 次冷却設
備の蒸気発生器，1 次冷却材ポンプ，原子炉容器及び加圧器を重大事故等対処設備として使用する。

設備の相違。

(e) 格納容器再循環サンプスクリーン閉塞の徴候が見られた場合に用いる設備i.

高圧注入ポンプによる炉心注入
運転中の 1 次冷却材喪失事象時において，余熱除去ポンプ若しくは高圧注入ポンプによる再循環運転又は B 格納容器スプレイポンプによる代替再循環運転で格納容器再循環サンプスク
リーン閉塞の徴候が見られた場合又は格納容器再循環サンプ外隔離弁の故障等により再循環運転による原子炉の冷却機能が喪失した場合の重大事故防止設備(高圧注入ポンプによる炉心注入)として，非常用炉心冷却設備のうち高圧注入系の高圧注入ポンプ及び燃料取替用水タンクを使用する。
燃料取替用水タンクを水源とした高圧注入ポンプは，安全注入系統により炉心へ注水できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・高圧注入ポンプ・燃料取替用水タンク
その他，設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機並びに 1 次冷却設
備の蒸気発生器，1 次冷却材ポンプ，原子炉容器及び加圧器を重大事故等対処設備として使用する。
ii. 充てんポンプによる炉心注入
運転中の 1 次冷却材喪失事象時において，余熱除去ポンプ若しくは高圧注入ポンプによる再循環運転又は B 格納容器スプレイポンプによる代替再循環運転で格納容器再循環サンプスク
リーン閉塞の徴候が見られた場合又は格納容器再循環サンプ外隔離弁の故障等により再循環運転による原子炉の冷却機能が喪失した場合の重大事故防止設備(充てんポンプによる炉心注

6赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考入)は，「5.6.2(1)a.(a)i. 充てんポンプによる炉心注入」と同じである。
iii. B 格納容器スプレイポンプによる代替炉心注入
運転中の 1 次冷却材喪失事象時において，余熱除去ポンプ若しくは高圧注入ポンプによる再循環運転又は B 格納容器スプレイポンプによる代替再循環運転で格納容器再循環サンプスク
リーン閉塞の徴候が見られた場合又は格納容器再循環サンプ外隔離弁の故障等により再循環運転による原子炉の冷却機能が喪失した場合の重大事故防止設備(B 格納容器スプレイポンプによる代替炉心注入)は，「5.6.2(1)a.(b)i.

B 格納容器スプレイポンプによる代替炉心注入」と同じである。

設備の相違。

iv. 常設電動注入ポンプによる代替炉心注入
運転中の 1 次冷却材喪失事象時において，余熱除去ポンプ若しくは高圧注入ポンプによる再循環運転又は B 格納容器スプレイポンプによる代替再循環運転で格納容器再循環サンプスク
リーン閉塞の徴候が見られた場合又は格納容器再循環サンプ外隔離弁の故障等により再循環運転による原子炉の冷却機能が喪失した場合の常設重大事故防止設備(常設電動注入ポンプによる代替炉心注入)は，「5.6.2 (1)a.(b)ⅱ. 常設電動注入ポンプによる代替炉心注入」と同
じである。
v.

可搬型ディーゼル注入ポンプによる代替炉心注入
運転中の 1 次冷却材喪失事象時において，余熱除去ポンプ若しくは高圧注入ポンプによる再循環運転又は B 格納容器スプレイポンプによる代替再循環運転で格納容器再循環サンプスク
リーン閉塞の徴候が見られた場合又は格納容器再循環サンプ外隔離弁の故障等により再循環運転による原子炉の冷却機能が喪失した場合の可搬型重大事故防止設備(可搬型ディーゼル注
入ポンプによる代替炉心注入)は，「5.6.2(1)a.(b)ⅲ. 可搬型ディーゼル注入ポンプによる代替炉心注入」と同じである。
ｂ．サポート系故障時に用いる設備b.

サポート系故障時に用いる設備(a) 代替炉心注入i.

(a) 残留熱除去系（低圧注水系）復旧後の原子炉注水

全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により 合）。

常設電動注入ポンプによる代替炉心注入

残留熱除去系（低圧注水系）が原子炉の冷却機能を喪失した場合の重大事故等対処設備（残運転中の 1 次冷却材喪失事象時において，全交流動力電源又は原子炉補機冷却機能が喪失し留熱除去系（低圧注水系）復旧後の原子炉注水）として常設代替高圧電源装置，残留熱除た場合の常設重大事故防止設備(常設電動注入ポンプによる代替炉心注入)として，常設電動注

去系ポンプ，残留熱除去系熱交換器，サプレッション・プール，残留熱除去系海水ポンプ

入ポンプ，非常用炉心冷却設備の燃料取替用水タンク及び 2 次系補給水設備の復水タンクを使及び残留熱除去系海水ストレーナを使用する。なお，残留熱除去系海水系の機能喪失によ用する。燃料取替用水タンク又は復水タンクを水源とした常設電動注入ポンプは，格納容器スるサポート系故障の場合は，緊急用海水系の緊急用海水ポンプ及び緊急用海水ストレーナ

プレイ系統と余熱除去系統間のタイラインにより炉心へ注水できる設計とする。常設電動注入を使用する。

ポンプは，代替電源設備である大容量空冷式発電機より重大事故等対処用変圧器受電盤及び重大事故等対処用変圧器盤を経由して給電できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。

設備の相違（技術的能力と整

サプレッション・プールを水源とする残留熱除去系ポンプは，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置からの給電により機能を復旧し，残留熱除去系熱交換器を介してサプレッション・プール水を冷却し，原子炉へ注水が可能な設計とする。

・常設電動注入ポンプ

海を水源とした残留熱除去系海水ポンプは，非常用取水設備である貯留堰，取水路及び・燃料取替用水タンク

取水ピットを通じて取水した海水を，ポンプ出口に設置される残留熱除去系海水ストレー

7赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

・復水タンクナにより異物を除去後，冷却水として残留熱除去系熱交換器に供給が可能な設計とする。

・大容量空冷式発電機(10.2 代替電源設備)

また，海を水源とした緊急用海水ポンプは，非常用取水設備であるＳＡ用海水ピット，海・重大事故等対処用変圧器受電盤(10.2 代替電源設備)

水引込み管，ＳＡ用海水ピット取水塔，緊急用海水取水管及び緊急用海水ポンプピットを・重大事故等対処用変圧器盤(10.2 代替電源設備)

通じて取水した海水をポンプ出口に設置される緊急用海水ストレーナにより異物を除去

その他，設計基準事故対処設備である 1 次冷却設備の蒸気発生器，1 次冷却材ポンプ，原子炉容器及び加圧器を重大事故等対処設備として使用する。

備考

後，冷却水として残留熱除去系熱交換器に供給が可能な設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。

具体的な設備は，まとめ資料のＳ・残留熱除去系ポンプ（5.4Ａ設備一覧の主要設備，水源及び残留熱除去系）・残留熱除去系熱交換器（5.4 残留熱除去系）

電源を記載する（水源及び電源は・サプレッション・プール（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）

当該条文では関連設備であるが，た場合の常設重大事故防止設備(B 充てんポンプによる代替炉心注入)として，化学体積制御設

・残留熱除去系海水ポンプ（5.4 残留熱除去系）

水源及び電源の条文で主要設備と備の B 充てんポンプ及び非常用炉心冷却設備の燃料取替用水タンクを使用する。

・残留熱除去系海水ストレーナ（5.4 残留熱除去系）

なる）。

ii. B 充てんポンプによる代替炉心注入
運転中の 1 次冷却材喪失事象時において，全交流動力電源又は原子炉補機冷却機能が喪失し燃料取替用水タンクを水源とする B 充てんポンプは，自己冷却ラインを用いることにより運・緊急用海水ポンプ（5.10 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備）

転でき，炉心へ注水できる設計とする。B 充てんポンプは，代替電源設備である大容量空冷式

・緊急用海水ストレーナ（5.10 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備）

発電機から給電できる設計とする。

・常設代替高圧電源装置（10.2 代替電源設備）

具体的な設備は，以下のとおりとする。
・B 充てんポンプ
・燃料取替用水タンク
・大容量空冷式発電機(10.2 代替電源設備)

その他，設計基準事故対処設備である原子炉圧力容器，非常用取水設備である貯留堰，
取水路及び取水ピットを重大事故等対処設備として使用する。
(b) 低圧炉心スプレイ系復旧後の原子炉注水
全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により，化学体積制御設備を構成する再生熱交換器は，設計基準事故対処設備の一部を流路として使低圧炉心スプレイ系が原子炉の冷却機能を喪失した場合の重大事故等対処設備（低圧炉心用することから，流路に係る機能について重大事故等対処設備としての設計を行う。その他，

スプレイ系復旧後の原子炉注水）として常設代替高圧電源装置，低圧炉心スプレイ系ポン

設計基準事故対処設備である 1 次冷却設備の蒸気発生器，1 次冷却材ポンプ，原子炉容器及びプ，サプレッション・プール，残留熱除去系海水ポンプ及び残留熱除去系海水ストレーナ

加圧器を重大事故等対処設備として使用する，を使用する。なお，残留熱除去系海水系の機能喪失によるサポート系故障の場合は，緊急iii. 可搬型ディーゼル注入ポンプによる代替炉心注入用海水系の緊急用海水ポンプ及び緊急用海水ストレーナを使用する。

運転中の 1 次冷却材喪失事象時において，全交流動力電源又は原子炉補機冷却機能が喪失し海を水源とした残留熱除去系海水ポンプは，非常用取水設備である貯留堰，取水路及びた場合の可搬型重大事故防止設備(可搬型ディーゼル注入ポンプによる代替炉心注入)は，取水ピットを通じて取水した海水をポンプ出口に設置される残留熱除去系海水ストレー「5.6.2(1)a.(b)iii. 可搬型ディーゼル注入ポンプによる代替炉心注入」と同じである。

ナにより異物を除去し，低圧炉心スプレイ系ポンプの冷却水として供給が可能な設計とす(b) 代替再循環
i. B 高圧注入ポンプによる代替再循環
運転中の 1 次冷却材喪失事象時において，全交流動力電源又は原子炉補機冷却機能が喪失した場合の重大事故防止設備(B 高圧注入ポンプによる代替再循環)として，非常用炉心冷却設備

る。また，海を水源とした緊急用海水ポンプは，非常用取水設備であるＳＡ用海水ピット，
海水引込み管，ＳＡ用海水ピット取水塔，緊急用海水取水管及び緊急用海水ポンプピット
を通じて取水した海水をポンプ出口に設置される緊急用海水ストレーナにより異物を除去し，低圧炉心スプレイ系ポンプの冷却水として供給が可能な設計とする。

のうち高圧注入系の B 高圧注入ポンプ並びに移動式大容量ポンプ車，燃料油貯蔵タンク，タン

具体的な設備は，以下のとおりとする。

クローリ，格納容器再循環サンプ及び格納容器再循環サンプスクリーンを使用する。

・低圧炉心スプレイ系ポンプ（5.2 非常用炉心冷却系）

海を水源とする移動式大容量ポンプ車は，A，B 海水ストレーナブロー配管に可搬型ホースを・サプレッション・プール（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）

接続，又は海水母管戻り配管を取り外して可搬型ホースを接続し，原子炉補機冷却水系統を介・残留熱除去系海水ポンプ（5.4 残留熱除去系）

して，B 高圧注入ポンプの補機冷却水系統へ海水を直接供給することで，代替補機冷却ができ・残留熱除去系海水ストレーナ（5.4 残留熱除去系）

る設計とする。B 高圧注入ポンプは，代替補機冷却を用いることで格納容器再循環サンプを水・緊急用海水ポンプ（5.10 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備）

8

設備の相違（技術的能力と整合）赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所源とした代替再循環ができ，原子炉格納容器内の冷却と併せて原子炉を冷却できる設計とす

・緊急用海水ストレーナ（5.10 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備）

る。格納容器再循環サンプスクリーンは，高圧注入ポンプ，余熱除去ポンプ及び格納容器スプ・常設代替高圧電源装置（10.2 代替電源設備）

レイポンプの有効吸込水頭を確保できる設計とする。B 高圧注入ポンプは，代替電源設備であ

その他，設計基準事故対処設備である原子炉圧力容器，非常用取水設備である貯留堰，

る大容量空冷式発電機から給電できる設計とする。

備考

取水路及び取水ピットを重大事故等対処設備として使用する。

移動式大容量ポンプ車の燃料は，燃料油貯蔵タンクよりタンクローリを用いて補給できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・B 高圧注入ポンプ
・移動式大容量ポンプ車(3 号及び 4 号炉共用)
・燃料油貯蔵タンク(重大事故等時のみ 3 号及び 4 号炉共用)(10.2 代替電源設備)
・タンクローリ (3 号及び 4 号炉共用)(10.2 代替電源設備)
・格納容器再循環サンプ
・格納容器再循環サンプスクリーン・大容量空冷式発電機(10.2 代替電源設備)
原子炉補機冷却海水設備を構成する A，B 海水ストレーナ及び原子炉補機冷却水設備を構成する A 原子炉補機冷却水冷却器は，設計基準事故対処設備の一部を流路として使用することか
ら，流路に係る機能について重大事故等対処設備としての設計を行う。その他，設計基準事故対処設備である 1 次冷却設備の蒸気発生器，1 次冷却材ポンプ，原子炉容器及び加圧器並びに
非常用取水設備の取水口，取水管路及び取水ピットを重大事故等対処設備として使用する。
c,

溶融デブリが原子炉容器に残存する場合に用いる設備
炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，原子炉容器に残存溶融デブリが存在する

ｃ．溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合に用いる設備

炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，原子炉圧力容器内に溶融炉心が残存す じである。

場合，原子炉格納容器水張り(格納容器スプレイ)により残存溶融デブリを冷却し，原子炉格納る場合，原子炉圧力容器内へ注水することにより，残存する溶融炉心を冷却し原子炉格納容

容器の破損を防止するための設備として以下の重大事故等対処設備(格納容器スプレイ及び代器の破損を防止するための設備として重大事故等対処設備（低圧代替注水系（常設）による替格納容器スプレイ)を設ける。

残存溶融炉心の冷却，低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却及び代替循環冷(a) 格納容器スプレイ
重大事故等対処設備(格納容器スプレイ)として，原子炉格納容器スプレイ設備の格納容器ス
プレイポンプ及び非常用炉心冷却設備の燃料取替用水タンクを使用する。
燃料取替用水タンクを水源とした格納容器スプレイポンプは，原子炉格納容器内上部にあるスプレイリングのスプレイノズルより注水できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・格納容器スプレイポンプ
・燃料取替用水タンク
原子炉格納容器スプレイ設備を構成する格納容器スプレイ冷却器は，設計基準事故対処設備の一部を流路として使用することから，流路に係る機能について重大事故等対処設備としての設計を行う。その他，設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機及び原表現の相違であり，設置目的は同却系による残存溶融炉心の冷却）を設ける。
(a) 低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却設備の相違（技術的能力と整合）

炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，原子炉圧力容器内に溶融炉心が残存する場合の重大事故等対処設備（常設低圧代替注水系ポンプによる残存溶融炉心の冷却）は，「5.9.2(2)ａ．(a) 低圧代替注水系（常設）による原子炉注水」と同じである。
(b) 低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却（淡水／海水）設備の相違（技術的能力と整合）

炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，原子炉圧力容器内に溶融炉心が残存する場合の重大事故等対処設備（低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却（淡
水／海水）
）は，
「5.9.2(2)ａ．(b) 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）」と同じである。
(c) 代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却

9

設備の相違（技術的能力と整合）赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
子炉格納施設の原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用する。
(b) 代替格納容器スプレイ
重大事故等対処設備(代替格納容器スプレイ)として，常設電動注入ポンプ，非常用炉心冷却設備の燃料取替用水タンク及び 2 次系補給水設備の復水タンクを使用する。
燃料取替用水タンク又は復水タンクを水源とする常設電動注入ポンプは，格納容器スプレイ
系統を介して，原子炉格納容器内上部にあるスプレイリングのスプレイノズルより注水できる

東海第二発電所
炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，原子炉圧力容器内に溶融炉心が残存する場合の重大事故等対処設備（代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却）として代替
循環冷却系ポンプ，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及び残留熱除去系海水ストレーナを使用する。なお，残留熱除去系海水系の機能喪失によるサポート系の故障の場合は，緊急用海水ポンプ及び緊急用海水ストレーナを使用する。

設計とする。常設電動注入ポンプは，ディーゼル発電機に加えて，代替電源設備である大容量

サプレッション・プールを水源とする代替循環冷却系ポンプは，残留熱除去系熱交換器

空冷式発電機より重大事故等対処用変圧器受電盤及び重大事故等対処用変圧器盤を経由してによりサプレッション・プール水を冷却し，残留熱除去系を介してサプレッション・プー

給電できる設計とする。

ル水を原子炉圧力容器内へ注水することにより残存溶融炉心の冷却が可能な設計とする。

具体的な設備は，以下のとおりとする，

海を水源とした残留熱除去系海水ポンプは，非常用取水設備である貯留堰，取水路及び・常設電動注入ポンプ

取水ピットを通じて取水した海水を，ポンプ出口に設置される残留熱除去系海水ストレー

・燃料取替用水タンク

ナにより異物を除去後，冷却水として残留熱除去系熱交換器に供給が可能な設計とする。

・復水タンク

また，海を水源とした緊急用海水ポンプは，非常用取水設備であるＳＡ用海水ピット，海・大容量空冷式発電機(10.2 代替電源設備)

水引込み管，ＳＡ用海水ピット取水塔，緊急用海水取水管及び緊急用海水ポンプピットを・重大事故等対処用変圧器受電盤(10.2 代替電源設備)

通じて取水した海水を，ポンプ出口に設置される緊急用海水ストレーナにより異物を除去

・重大事故等対処用変圧器盤(10.2 代替電源設備)

後，冷却水として残留熱除去系熱交換器に供給が可能な設計とする。

その他，設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機及び原子炉格納施設の原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用する。

備考

残留熱除去系熱交換器の冷却用海水は，緊急用海水系の緊急用海水ポンプ又は残留熱除去系海水系の残留熱除去系海水ポンプからの海水を使用する。
代替循環冷却系ポンプ，緊急用海水ポンプ及び残留熱除去系海水ポンプは，常設代替交
流電源設備である常設代替高圧電源装置から給電が可能な設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・代替循環冷却系ポンプ
・残留熱除去系熱交換器（5.4 残留熱除去系）
・サプレッション・プール（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
・残留熱除去系海水ポンプ（5.4 残留熱除去系）
・残留熱除去系海水ストレーナ（5.4 残留熱除去系）
・緊急用海水ポンプ（5.10

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備）

・緊急用海水ストレーナ（5.10 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備）
・常設代替高圧電源装置（10.2 代替電源設備）

この系統では残留熱除去系ポンプ

代替循環冷却系は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系ポンプを流路として使用 停止状態で流路の一部として使用することから，流路に係る機能について重大事故等対処設備として設計する。その他，設 する。
計基準事故対処設備である原子炉圧力容器，非常用取水設備の貯留堰，取水路及び取水ピットを重大事故等対処設備として使用する。

東二は、技術的能力に合わせ、設計基準事故対処設備を使用する対d．

応は、「5.9.2(1)原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時において発電用原子炉の冷却機能が喪失していない場

設計基準事故対処設備を使用した設備」に記載

合における発電用原子炉の冷却10赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考
している。

原子炉を冷却し，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するための設備として以下の重大事故等対処設備(余熱除去ポンプによる炉心注入及び余熱除去ポンプによる低圧再循環)を設ける。
(a) 余熱除去ポンプによる炉心注入
運転中の 1 次冷却材喪失事象時において，余熱除去ポンプ及び燃料取替用水タンクによる原子炉冷却機能が喪失していない場合の重大事故等対処設備(余熱除去ポンプによる炉心注入)として，非常用炉心冷却設備のうち低圧注入系の余熱除去ポンプ及び燃料取替用水タンクを使用する。
燃料取替用水タンクを水源とした余熱除去ポンプは，低圧注入系統により炉心へ注水できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・余熱除去ポンプ・燃料取替用水タンク
非常用炉心冷却設備のうち低圧注入系を構成する余熱除去冷却器は，設計基準事故対処設備の一部を流路として使用することから，流路に係る機能について重大事故等対処設備としての設計を行う。その他，設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機並びに1 次冷却設備の蒸気発生器，1 次冷却材ポンプ，原子炉容器及び加圧器を重大事故等対処設備として使用する。
(b) 余熱除去ポンプによる低圧再循環
運転中の 1 次冷却材喪失事象時において，余熱除去ポンプ及び余熱除去冷却器による原子炉
冷却機能が喪失していない場合の重大事故等対処設備(余熱除去ポンプによる低圧再循環)として，非常用炉心冷却設備のうち低圧注入系の余熱除去ポンプ及び余熱除去冷却器並びに格納
容器再循環サンプ及び格納容器再循環サンプスクリーンを使用する。
格納容器再循環サンプを水源とした余熱除去ポンプは，余熱除去冷却器を介して再循環ができる設計とする。格納容器再循環サンプスクリーンは，高圧注入ポンプ，余熱除去ポンプ及び格納容器スプレイポンプの有効吸込水頭を確保できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・余熱除去ポンプ・余熱除去冷却器
・格納容器再循環サンプ
・格納容器再循環サンプスクリーン
その他，設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機並びに 1 次冷却設
備の蒸気発生器，1 次冷却材ポンプ，原子炉容器及び加圧器を重大事故等対処設備として使用する。
(2) 1 次冷却材喪失事象が発生していない場合に用いる設備
原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備のうち，原子炉

11赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所を冷却し，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するための設備として以下の重大事故防止設備(蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(注水)，蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(蒸気放出)及び蒸気発生器 2 次側のフィードアンドブリード)を設ける。
a. フロントライン系故障時に用いる設備(a) 蒸気発牛器 2 次側による炉心冷却(注水)
運転中において余熱除去ポンプ又は余熱除去冷却器の故障等により余熱除去設備による崩壊熱除去機能が喪失した場合の重大事故防止設備(蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(注水))として，給水設備の電動補助給水ポンプ及びタービン動補助給水ポンプ並びに 2 次系補給水設備の復水タンク並びに 1 次冷却設備の蒸気発生器を使用する。
復水タンクを水源とした電動補助給水ポンプ又はタービン動補助給水ポンプは，蒸気発生器へ給水し，主蒸気逃がし弁を開操作することで，2 次冷却系からの除熱により原子炉を冷却できる設計とする。電動補助給水ポンプは，ディーゼル発電機から給電できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・電動補助給水ポンプ
・タービン動補助給水ポンプ
・復水タンク・蒸気発生器その他，設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機を重大事故等対処
設備として使用する。
(b) 蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(蒸気放出)
運転中において余熱除去ポンプ又は余熱除去冷却器の故障等により余熱除去設備による崩壊熱除去機能が喪失した場合の重大事故防止設備(蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(蒸気放出))として，主蒸気系統設備の主蒸気逃がし弁を使用する。
主蒸気逃がし弁を開操作することで 2 次冷却系からの除熱により原子炉を冷却できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・主蒸気逃がし弁(c) 蒸気発生器 2 次側のフィードアンドブリード
運転中において余熱除去ポンプ又は余熱除去冷却器の故障等により余熱除去設備による崩壊熱除去機能が喪失した場合の重大事故防止設備(蒸気発生器 2 次側のフィードアンドブリード)
として，給水設備の電動補助給水ポンプ，2 次系補給水設備の復水タンク及び 1 次冷却設備の蒸気発牛器を使用する。
復水タンクを水源とした電動補助給水ポンプは，蒸気発生器へ給水することで，蒸気発生器 2次側からの除熱により原子炉を冷却できる設計とする。電動補助給水ポンプは，ディーゼル発電機から給電できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。

12

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

・電動補助給水ポンプ
・復水タンク・蒸気発生器その他，設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機を重大事故等対処設備として使用する。
b,

サホート系故障時に用いる設備(a) 蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(注水)
運転中において全交流動力電源又は原子炉補機冷却機能が喪失した場合の重大事故防止設
備(蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(注水))として，給水設備のタービン動補助給水ポンプ及び電動補助給水ポンプ並びに 2 次系補給水設備の復水タンク並びに 1 次冷却設備の蒸気発生器を使用する。
復水タンクを水源とした電動補助給水ポンプ又はタービン動補助給水ポンプは，蒸気発生器へ給水し，主蒸気逃がし弁を開操作することで，2 次冷却系からの除熱により原子炉を冷却できる設計とする。電動補助給水ポンプは，代替電源設備である大容量空冷式発電機から給電できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・タービン動補助給水ポンプ
・電動補助給水ポンプ
・復水タンク・蒸気発生器・大容量空冷式発電機(10.2 代替電源設備)(b) 蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(蒸気放出)
運転中において全交流動力電源又は原子炉補機冷却機能が喪失した場合の重大事故防止設
備(蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(蒸気放出))として，主蒸気系統設備の主蒸気逃がし弁を使用する。
主蒸気逃がし弁を開操作することで 2 次冷却系からの除熱により原子炉を冷却できる設計とする。また，主蒸気逃がし弁は，現場で人力による弁の操作ができる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・主蒸気逃がし弁(c) 蒸気発生器 2 次側のフィードアンドブリード
運転中において全交流動力電源又は原子炉補機冷却機能が喪失した場合の重大事故防止設
備(蒸気発生器 2 次側のフィードアンドブリード)として，給水設備の電動補助給水ポンプ，2次系補給水設備の復水タンク及び 1 次冷却設備の蒸気発生器を使用する。
復水タンクを水源とした電動補助給水ポンプは，蒸気発生器へ給水することで，蒸気発生器
2 次側からの除熱により原子炉を冷却できる設計とする，電動補助給水ポンプは，代替電源設備である大容量空冷式発電機から給電できる設計とする。

13

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

具体的な設備は，以下のとおりとする。
・電動補助給水ポンプ
・復水タンク・蒸気発生器・大容量空冷式発電機(10.2 代替電源設備)(3) 運転停止中の場合に用いる設備(3) 原子炉運転停止中の場合に用いる設備

東二では、技術的能力に合わせ原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備のうち，原子炉

原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備のうち，原子炉 「原子炉運転停止中の場合に用いを冷却し，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するための設備として以下の重を冷却し，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，重大事故等対処設備 る設備」と記載しているが、先行大事故防止設備(充てんポンプによる炉心注入，B 格納容器スプレイポンプによる代替炉心注「運転停止中の場合に（低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水）を設ける。また，炉心の著しい損傷に至るま PWR では、入，B 格納容器スプレイポンプによる代替再循環，高圧注入ポンプによる高圧再循環，高圧注での時間的余裕のない場合に対応するために，重大事故等対処設備（低圧代替注水系（常設） 用いる設備」で表現している。

入ポンプによる炉心注入，B 高圧注入ポンプによる代替再循環，蒸気発牛器 2 次側による炉心による原子炉注水）を設ける。

冷却(注水)，蒸気発牛器 2 次側による炉心冷却(蒸気放出)及び蒸気発生器 2 次側のフィードア
ンドブリード)及び可搬型重大事故防止設備(可搬型ディーゼル注入ポンプによる代替炉心注入)を設ける。また，炉心の著しい損傷に至るまでの時間的余裕のない場合に対応するために，
常設重大事故防止設備(常設電動注入ポンプによる代替炉心注入及び B 充てんポンプによる代替炉心注入)を設ける。
a,

フロントライン系故障時に用いる設備(a) 炉心注入
i. 充てんポンプによる炉心注入

ａ．フロントライン系故障時に用いる設備(a) 低圧代替注水系（常設）による原子炉注水
原子炉運転停止中において，残留熱除去系ポンプの故障等により残留熱除去系による原運転停止中において余熱除去ポンプ又は余熱除去冷却器の故障等により余熱除去設備によ子炉の冷却機能が喪失した場合の重大事故等対処設備（低圧代替注水系（常設）による原る崩壊熱除去機能が喪失した場合の重大事故防止設備(充てんポンプによる炉心注入)は，

子炉注水）は，「5.9.2 (2)ａ．(a) 低圧代替注水系（常設）による原子炉注水」と同じで「5.6.2ある。

(1)a.(a)i.充てんポンプによる炉心注入」と同じである。

ii. 高圧注入ポンプによる炉心注入(b) 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水／海水）

運転停止中において余熱除去ポンプ又は余熱除去冷却器の故障等により余熱除去設備によ

原子炉運転停止中において，残留熱除去系ポンプの故障等により残留熱除去系による原る崩壊熱除去機能が喪失した場合の重大事故防止設備(高圧注入ポンプによる炉心注入)は，子炉の冷却機能が喪失した場合の重大事故等対処設備（低圧代替注水系（可搬型）による「5.6.2

原子炉注水）は，「5.9.2 (2)ａ．(b) 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（淡水(1)a.(e)i.高圧注入ポンプによる炉心注入」と同じである。

(b) 代替炉心注入

設備の相違（技術的能力と整合）／海水）」と同じである。

i. B 格納容器スプレイポンプによる代替炉心注入
運転停止中において余熱除去ポンプ又は余熱除去冷却器の故障等により余熱除去設備による崩壊熱除去機能が喪失した場合の重大事故防止設備(B 格納容器スプレイポンプによる代替
炉心注入)は，「5.6.2 (1)a.(b)i.B 格納容器スプレイポンプによる代替炉心注入」と同じである。
ii. 常設電動注入ポンプによる代替炉心注入
運転停止中において余熱除去ポンプ又は余熱除去冷却器の故障等により余熱除去設備による崩壊熱除去機能が喪失した場合の常設重大事故防止設備(常設電動注入ポンプによる代替炉
心注入)は，「5.6.2 (1)a.(b)li.常設電動注入ポンプによる代替炉心注入」と同じである。

14

設備の相違（技術的能力と整合）赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

iii. 可搬型ディーゼル注入ポンプによる代替炉心注入
運転停止中において余熱除去ポンプ又は余熱除去冷却器の故障等により余熱除去設備による崩壊熱除去機能が喪失した場合の可搬型重大事故防止設備(可搬型ディーゼル注入ポンプによる代替炉心注入)は，「5.6.2(1)a.(b)lii.可搬型ディーゼル注入ポンプによる代替炉心注入」と同じである。
設備の相違。

(c) 代替再循環
i. B 格納容器スプレイポンプによる代替再循環
運転停止中において余熱除去ポンプ又は余熱除去冷却器の故障等により余熱除去設備による崩壊熱除去機能が喪失した場合の重大事故防止設備(B 格納容器スプレイポンプによる代替再循環)は，「5.6.2 (1)a,(c)i.B 格納容器スプレイポンプによる代替再循環」と同じである。
(d) 再循環i. 高圧注入ポンプによる高圧再循環
運転停止中において余熱除去ポンプ又は余熱除去冷却器の故障等により余熱除去設備による崩壊熱除去機能が喪失した場合の重大事故防止設備(高圧注入ポンプによる高圧再循環)は，「5.6.2(1)a.(d)i.高圧注入ポンプによる高圧再循環」と同じである。

(e) 蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(注水)
運転停止中において余熱除去ポンプ又は余熱除去冷却器の故障等により余熱除去設備による崩:壊熱除去機能が喪失した場合の重大事故防止設備(蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(注水))は，「5.6.2 (2)a.(a)蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(注水)」と同じである。
(f) 蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(蒸気放出)
運転停止中において余熱除去ポンプ又は余熱除去冷却器の故障等により余熱除去設備による崩壊熱除去機能が喪失した場合の重大事故防止設備(蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(蒸気放出))は，「5.6.2 (2)a.(b)蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(蒸気放出)」と同じである。
(g) 蒸気発生器 2 次側のフィードアンドブリード
運転停止中において余熱除去ポンプ又は余熱除去冷却器の故障等により余熱除去設備による崩壊熱除去機能が喪失した場合の重大事故防止設備(蒸気発生器 2 次側のフィードアンドブ
リード)は，「5.6.2 (2)a.(c)蒸気発生器 2 次側のフィードアンドブリード」と同じである。
b.

ｂ．サポート系故障時に用いる設備

サポート系故障時に用いる設備(a) 残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）復旧後の原子炉除熱(a) 代替炉心注入
i. 常設電動注入ポンプによる代替炉心注入

原子炉運転停止中において，全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によ

運転停止中において全交流動力電源又は原子炉補機冷却機能が喪失した場合の常設重大事るサポート系の故障により，残留熱除去系が原子炉の冷却機能を喪失した場合の重大事故

故防止設備(常設電動注入ポンプによる代替炉心注入)は，「5.6.2 (1)b.(a)i.常設電動注入ポ等対処設備（常設代替交流電源設備による残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）の復旧）

ンプによる代替炉心注入」と同じである。

として常設代替高圧電源装置，残留熱除去系ポンプ，残留熱除去系熱交換器，残留熱除去

ii. B 充てんポンプによる代替炉心注入

系海水ポンプ及び残留熱除去系海水ストレーナを使用する。なお，残留熱除去系海水系の運転停止中において全交流動力電源又は原子炉補機冷却機能が喪失した場合の常設重大事
故防止設備(B 充てんポンプによる代替炉心注入)は，「5.6.2(1)b.(a)il.B 充てんポンプによ機能喪失によるサポート系の故障の場合は，緊急用海水系の緊急用海水ポンプ及び緊急用
海水ストレーナを使用する。

15

設備の相違（技術的能力と整合）赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所
残留熱除去系ポンプは，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置からの給電

る代替炉心注入」と同じである。

により機能を復旧し，原子炉圧力容器内の水を，残留熱除去系熱交換器を介して注水する

iii. 可搬型ディーゼル注入ポンプによる代替炉心注入
運転停止中において全交流動力電源又は原子炉補機冷却機能が喪失した場合の可搬型重大事故防止設備(可搬型ディーゼル注入ポンプによる代替炉心注入)は，「5.6.2(1)a.(b)iti. 可
搬型ディーゼル注入ポンプによる代替炉心注入」と同じである。

ことで，原子炉の除熱が可能な設計とする。
残留熱除去系ポンプ及び残留熱除去系海水ポンプは，常設代替交流電源設備である常設
代替高圧電源装置から給電が可能な設計とする。

(b) 代替再循環

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）に使用する残留熱除去系熱交換器の冷却用海水は，

i. B 高圧注入ポンプによる代替再循環

残留熱除去系海水系の残留熱除去系海水ポンプから供給が可能な設計とする。

運転停止中において全交流動力電源又は原子炉補機冷却機能が喪失した場合の重大事故防

海を水源とした残留熱除去系海水ポンプは，非常用取水設備である貯留堰，取水路及び止設備(B 高圧注入ポンプによる代替再循環)は，「5.6.2(1)b.(b)i.B 高圧注入ポンプによる代取水ピットを通じて取水した海水をポンプ出口に設置される残留熱除去系海水ストレー

替再循環」と同じである。

ナにより異物を除去後，冷却水として残留熱除去系熱交換器に供給が可能な設計とする。
また，海を水源とした緊急用海水ポンプは，非常用取水設備であるＳＡ用海水ピット，海 設備の相違。

(c) 蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(注水)
運転停止中において全交流動力電源又は原子炉補機冷却機能が喪失した場合の重大事故防

水引込み管，ＳＡ用海水ピット取水塔，緊急用海水取水管及び緊急用海水ポンプピットを止設備(蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(注水))は，「5.6.2(2)b.(a) 蒸気発生器 2 次側によ通じて取水した海水をポンプ出口に設置される緊急用海水ストレーナにより異物を除去

る炉心冷却(注水)」と同じである。

後，冷却水として残留熱除去系熱交換器に供給が可能な設計とする。

(d) 蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(蒸気放出)

具体的な設備は，以下のとおりとする。

運転停止中において全交流動力電源又は原子炉補機冷却機能が喪失した場合の重大事故防・残留熱除去系ポンプ（5.4 残留熱除去系）

止設備(蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(蒸気放出))は，「5.6.2(2)b.(b) 蒸気発生器 2 次側・残留熱除去系熱交換器（5.4 残留熱除去系）

による炉心冷却(蒸気放出)」と同じである。

・残留熱除去系海水ポンプ（5.4 残留熱除去系）
・残留熱除去系海水ストレーナ（5.4 残留熱除去系）(e) 蒸気発生器 2 次側のフィードアンドブリード
運転停止中において全交流動力電源又は原子炉補機冷却機能が喪失した場合の重大事故防・緊急用海水ポンプ（5.10 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備）

止設備(蒸気発牛器 2 次側のフィードアンドブリード)は，「5.6.2(2)b.(c)蒸気発生器 2 次側の・緊急用海水ストレーナ（5.10 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備）

フィードアンドブリード」と同じである。

・常設代替高圧電源装置（10.2 代替電源設備）(4) 溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止に用いる設備

その他，設計基準事故対処設備である原子炉圧力容器，非常用取水設備の貯留堰，取水

発電用原子炉の冷却機能が喪失し，炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉心の原子炉格路及び取水ピットを重大事故等対処設備として使用する。

納容器下部への落下を遅延・防止することで原子炉格納容器の破損を防止する設備として以下の重大事故等対処設備(高圧注入ポンプによる炉心注入，余熱除去ポンプによる炉心注入，充てんポンプによる炉心注入，B 格納容器スプレイポンプによる代替炉心注入，常設電動注入ポ
ンプによる代替炉心注入及び B 充てんポンプによる代替炉心注入)を設ける。
a, 交流動力電源及び原子炉補機冷却機能が健全である場合に用いる設備(a) 炉心注入
i. 高圧注入ポンプによる炉心注入
重大事故等対処設備(高圧注入ポンプによる炉心注入)は，「5.6.2(1)a.(e)i.

高圧注入ポ

ンプによる炉心注入」と同じである。
ii. 余熱除去ポンプによる炉心注入
重大事故等対処設備(余熱除去ポンプによる炉心注入)として，非常用炉心冷却設備のうち低圧注入系の余熱除去ポンプ及び燃料取替用水タンクを使用する。

16

備考

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

燃料取替用水タンクを水源とした余熱除去ポンプは，低圧注入系統により炉心へ注水できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・余熱除去ポンプ・燃料取替用水タンク
非常用炉心冷却設備のうち低圧注入系を構成する余熱除去冷却器は，設計基準事故対処設
備の一部を流路として使用することから，流路に係る機能について重大事故等対処設備としての設計を行う。その他，設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機
並びに 1 次冷却設備の蒸気発生器，1 次冷却材ポンプ，原子炉容器及び加圧器を重大事故等対処設備として使用する。
設備の相違。

iii. 充てんポンプによる炉心注入
重大事故等対処設備(充てんポンプによる炉心注入)は，「5.6.2(1)a.(a)i, 充てんポンプによる炉心注入」と同じである。
(b) 代替炉心注入
i. B 格納容器スプレイポンプによる代替炉心注入
重大事故等対処設備(B 格納容器スプレイポンプによる代替炉心注入)は，「5.6.2(1)a.(b)i.
B 格納容器スプレイポンプによる代替炉心注入」と同じである。
ii. 常設電動注入ポンプによる代替炉心注入
重大事故等対処設備(常設電動注入ポンプによる代替炉心注入)は，「5.6.2(1)a.(b)i. 常設
電動注入ポンプによる代替炉心注入」と同じである。
b,

全交流動力電源喪失又は原子炉補機冷却機能喪失時に用いる設備(a) 代替炉心注入
i. B 充てんポンプによる代替炉心注入
全交流動力電源又は原子炉補機冷却機能が喪失した場合の重大事故等対処設備(B 充てんポ
ンプによる代替炉心注入)は，「5.6.2(1)b.(a)ij'. B 充てんポンプによる代替炉心注入」と同じである。
ii. 常設電動注入ポンプによる代替炉心注入
全交流動力電源又は原子炉補機冷却機能が喪失した場合の重大事故等対処設備(常設電動注入ポンプによる代替炉心注入)は，「5.6.2(1)b.(a)i.

常設電動注入ポンプによる代替炉心注入」と同じである。
ディーゼル発電機並びに「5.6.2(1)d.(a)余熱除去ポンプによる炉心注入」に使用する余「5.9.2 (1)ａ．(a) 残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水」に使用する残留熱除

余熱除去ポンプによる低圧再去系ポンプ，残留熱除去系熱交換器，サプレッション・プール，残留熱除去系海水ポンプ及び循環」に使用する余熱除去ポンプ，余熱除去冷却器，格納容器再循環サンプ及び格納容器再循

残留熱除去系海水ストレーナ，「5.9.2 (1)ａ．(b) 低圧炉心スプレイ系による原子炉注水」

環サンプスクリーンは，設計基準事故対処設備であるとともに，重大事故等時においても使用に使用する低圧炉心スプレイ系ポンプ，サプレッション・プール，残留熱除去系海水ポンプ及するため，「1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針」に示す設計方針を適用する。ただび残留熱除去系海水ストレーナ，「5.9.2 (1)ｂ．(a)し，多様性，位置的分散等を考慮すべき対象の設計基準事故対処設備はないことから，「1.1.7による原子炉除熱」に使用する残留熱除去系ポンプ，残留熱除去系熱交換器，残留熱除去系海熱除去ポンプ及び燃料取替用水タンク並びに「5.6.2(1)d.(b)17

残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

重大事故等対処設備に関する基本方針」のうち多様性，位置的分散等の設計方針は適用しない。

水ポンプ及び残留熱除去系海水ストレーナは，設計基準事故対処設備であるとともに，重大ディーゼル発電機，大容量空冷式発電機，燃料油貯蔵タンク，タンクローリ，重大事故等対事故等時においても使用するため，「1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針」に示す設

代替電源設備」にて記計方針を適用する。ただし，多様性及び位置的分散を考慮すべき対象の設計基準事故対処設載する。1 次冷却設備を構成する蒸気発生器，1 次冷却材ポンプ，原子炉容器及び加圧器につ備はないことから，「1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針」のうち多様性及び位置的いては，「5.1 1 次冷却設備 5.1.2 重大事故等時」にて記載する。非常用取水設備の取水口，分散の設計方針は適用しない。

取水管路及び取水ピットについては，「10.8 非常用取水設備 10.8.2 重大事故等時」にて記

原子炉圧力容器については，「5.1載する。原子炉格納施設の原子炉格納容器については，「9.1

等時」に示す。

処用変圧器受電盤及び重大事故等対処用変圧器盤については，「10.2

原子炉格納施設

9.1.2

重大事故等時」にて記載する。

原子炉圧力容器及び一次冷却材設備

5.1.2

重大事故

低圧炉心スプレイ系ポンプについては，「5.2 非常用炉心冷却系」に示す。
残留熱除去系の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及び残留熱除去系海水ストレーナについては，「5.4 残留熱除去系」に示す。
緊急用海水系の緊急用海水ポンプ及び緊急用海水ストレーナについては，「5.10 最終ヒート
シンクへ熱を輸送するための設備」に示す。
サプレッション・プール，西側淡水貯水設備及び代替淡水貯槽については，「9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備」に示す。
常設代替高圧電源装置，非常用ディーゼル発電機，可搬型設備用軽油タンク及びタンクロー
リについては，「10.2 代替電源設備」に示す。
非常用取水設備の貯留堰，取水路，取水ピット，ＳＡ用海水ピット，海水引込み管，ＳＡ用
海水ピット取水塔，緊急用海水取水管及び緊急用海水ポンプピットについては，「10.8 非常用取水設備 10.8.2 重大事故等時」に示す。

5.6.2.1 多様性及び独立性，位置的分散

5.9.2.1 多様性及び独立性，位置的分散

基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

充てんポンプを使用した炉心注入は，化学体積制御設備の充てんポンプにより炉心注入でき

常設低圧代替注水系ポンプを使用する原子炉注水は，常設代替高圧電源装置置場に設置する常 設備の相違（技術的能力と整合）ることで，余熱除去ポンプ又は高圧注入ポンプによる炉心注入並びに余熱除去ポンプ及び余熱設代替高圧電源装置からの独立した電源供給ラインから給電することにより，原子炉建屋付属棟

除去冷却器を使用した余熱除去機能に対して多重性を持つ設計とする，燃料取替用水タンクをに設置する非常用ディーゼル発電機から給電する残留熱除去系ポンプ及び低圧炉心スプレイ系

水源とすることで格納容器再循環サンプを水源とする余熱除去ポンプ及び高圧注入ポンプをポンプを使用する原子炉への注水に対して多様性を有する設計とする。

使用した再循環並びに B 格納容器スプレイポンプを使用した代替再循環に対して異なる水源を持つ設計とする。
充てんポンプは，原子炉補助建屋内の余熱除去ポンプ，高圧注入ポンプ及び余熱除去冷却器

低圧代替注水系（常設）の電動弁は，ハンドルを設け手動操作を可能とすることで，常設代替
高圧電源装置からの給電による遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプを使用する原子炉注水は，代替淡水貯槽を水源とすることで，サプと異なる区画に設置し，燃料取替用水タンクは，燃料取替用水タンク建屋内に設置する。

レッション・プールを水源とする残留熱除去系ポンプ及び低圧炉心スプレイ系ポンプを使用する

これにより，余熱除去ポンプ，高圧注入ポンプ，余熱除去冷却器，原子炉格納容器内の格納容

原子炉注水に対して異なる水源を持つ設計とする。

器再循環サンプスクリーン及び原子炉周辺建屋内の格納容器再循環サンプ外隔離弁と位置的分散を図る設計とする，

常設低圧代替注水系ポンプは，屋外の常設低圧代替注水系格納槽内に設置することで，原子炉建屋原子炉棟内の残留熱除去系ポンプに対して位置的分散を図る設計とする。

B 格納容器スプレイポンプを使用した代替炉心注入は，格納容器スプレイ設備の B 格納容器

常設低圧代替注水系ポンプは冷却水を不要（自然冷却）とすることで，残留熱除去系海水ポン 外部サポート不要である自然冷却

スプレイポンプにより炉心注入できることで，余熱除去ポンプ又は高圧注入ポンプによる炉心プにより冷却する残留熱除去系ポンプ及び低圧炉心スプレイ系ポンプに対して多様性を有する は外部サポートを要する設備に対注入並びに余熱除去ポンプ及び余熱除去冷却器を使用した余熱除去に対して多重性を持っ設設計とする。

18

し多様性を有する。

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所計とする。燃料取替用水タンクを水源とすることで格納容器再循環サンアを水源とする余熱除常設低圧代替注水系ポンプを使用する原子炉への注水配管は，代替淡水貯槽から残留熱除去系

去ポンプ及び高圧注入ポンプを使用した再循環並びに B 格納容器スプレイポンプを使用したＣ系配管との合流点まで，残留熱除去系ポンプを使用する系統に対して可 能 な 限 り 独 立 性 を 有

代替再循環に対して異なる水源を持つ設計とする，

す る 設計とする。

備考

B 格納容器スプレイポンプは，原子炉補助建屋内の余熱除去ポンプ及び高圧注入ポンプと壁で分離された部屋並びに余熱除去冷却器と異なる区画に設置し，燃料取替用水タンクは，燃料取替用水タンク建屋内に設置する。これにより，余熱除去ポンプ，高圧注入ポンプ，余熱除去
冷却器，原子炉格納容器内の格納容器再循環サンプスクリーン及び原子炉周辺建屋内の格納容
器再循環サンプ外隔離弁と位置的分散を図る設計とする。
常設電動注入ポンプを使用した代替炉心注入は，大容量空冷式発電機からの独立した電源供
給ラインから給電することにより，余熱除去ポンプ及び高圧注入ポンプによる炉心注入並びに余熱除去ポンプ及び余熱除去冷却器を使用した余熱除去機能に対して多様性を持った電源により駆動できる設計とする。また，燃料取替用水タンク及び復水タンクを水源とすることで，燃料取替用水タンクを水源とする余熱除去ポンプ及び高圧注入ポンプを使用した炉心注入並びに格納容器再循環サンプを水源とする余熱除去ポンプ及び高圧注入ポンプを使用した再循
環並びに B 格納容器スプレイポンプを使用した代替再循環に対して異なる水源を持つ設計とする。
常設電動注入ポンプは，原子炉補助建屋内の余熱除去ポンプ，高圧注入ポンプ及び余熱除去
冷却器と異なる区画に設置し，燃料取替用水タンクは，燃料取替用水タンク建屋内に設置し，復水タンクは，原子炉周辺建屋内の格納容器再循環サンプ外隔離弁と異なる区画に設置する。
これにより，余熱除去ポンプ，高圧注入ポンプ，格納容器再循環サンプ外隔離弁，余熱除去冷却器及び原子炉格納容器内の格納容器再循環サンプスクリーンと位置的分散を図る設計とする。
可搬型ディーゼル注入ポンプを使用した代替炉心注入は，可搬型ディーゼル注入ポンプを空可搬型代替注水中型ポンプを使用する低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水は，可搬型 設備の相違（技術的能力と整冷式のディーゼル駆動とすることで，余熱除去ポンプ及び高圧注入ポンプによる炉心注入並び代替注水中型ポンプを空冷式のディーゼルエンジン駆動とすることで，電動駆動の残留熱除去系 合）。

に余熱除去ポンプ及び余熱除去冷却器を使用した余熱除去機能並びに B 格納容器スプレイポ

ポンプ及び低圧炉心スプレイ系ポンプに対して多様性を有する設計とする。

ンプ及び常設電動注入ポンプによる代替炉心注入において使用する電動ポンプに対して，多様可搬型代替注水中型ポンプを使用する低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水は，西側淡性を持った駆動源により駆動でき，ディーゼル発電機及び大容量空冷式発電機を使用した電源

水貯水設備を水源とすることで，代替淡水貯槽を水源とする常設低圧代替注水系ポンプを使用すに対して多様性を持つ設計とする。また，海水又は代替淡水源から補給できる中間受槽を水源る原子炉への注水及びサプレッション・プールを水源とする残留熱除去系ポンプ及び低圧炉心スとすることで，燃料取替用水タンクを水源とする余熱除去ポンプ及び高圧注入ポンプを使用しプレイ系ポンプを使用する原子炉への注水に対して異なる水源を持つ設計とする。

た炉心注入並びに燃料取替用水タンクを水源とする B 格納容器スプレイポンプを使用した代

可搬型代替注水大型ポンプを使用する低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水は，可搬型

替炉心注入並びに燃料取替用水タンク及び復水タンクを水源とする常設電動注入ポンプを使

代替注水大型ポンプを空冷式のディーゼルエンジン駆動とすることで，電動駆動の残留熱除去系用した代替炉心注入並びに格納容器再循環サンプを水源とする余熱除去ポンプ及び高圧注入ポンプ及び低圧炉心スプレイ系ポンプに対して多様性を有する設計とする。

ポンプを使用した再循環並びに B 格納容器スプレイポンプを使用した代替再循環に対して異なる水源を持つ設計とする。
可搬型ディーゼル注入ポンプ及び中間受槽は，屋外に分散して保管することで，3 号炉の原
子炉補助建屋内の余熱除去ポンプ，高圧注入ポンプ，余熱除去冷却器，B 格納容器スプレイポ

可搬型代替注水大型ポンプを使用する低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水は，代替淡水貯槽を水源とすることで，サプレッション・プールを水源とする残留熱除去系ポンプ及び低圧
炉心スプレイ系ポンプを使用する原子炉への注水に対して異なる水源を持つ設計とする。
低圧代替注水系（可搬型）の電動弁は，ハンドルを設け手動操作を可能とすることで，常設代

19

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
ンプ及び常設電動注入ポンプ並びに燃料取替用水タンク建屋内の燃料取替用水タンク並びに東海第二発電所

備考

替高圧電源装置からの給電による遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。

原子炉格納容器内の格納容器再循環サンプスクリーン並びに原子炉周辺建屋内の格納容器再可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，屋外の保管場所に分散して保管

循環サンプ外隔離弁，ディーゼル発電機及び復水タンク，並びに 4 号炉の原子炉周辺建屋内のすることで，原子炉建屋原子炉棟内の残留熱除去系ポンプ，低圧炉心スプレイ系ポンプ及び常設

余熱除去ポンプ，高圧注入ポンプ，燃料取替用水ピット，格納容器再循環サンプ外隔離弁，余低圧代替注水系格納槽内の常設低圧代替注水系ポンプに対して位置的分散を図る設計とする。

熱除去冷却器，ディーゼル発電機，B 格納容器スプレイポンプ，常設電動注入ポンプ及び復水
ビット並びに原子炉格納容器内の格納容器再循環サンプスクリーンと位置的分散を図る設計とする。
可搬型ディーゼル注入ポンプの接続口は，原子炉周辺建屋内と原子炉補助建屋内に 1 箇所ずつ設置し，合計 2 箇所設置する設計とする。
B 格納容器スプレイポンプ及び B 格納容器スプレイ冷却器を使用した代替再循環は，格納容

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの接続口は共通要因によって接続 記載方法の違い（先行ＢＷＲと記できなくなることを防止するため，位置的分散を図った複数箇所に設置する設計とする。

載を整合）

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプを使用する低圧代替注水系（可搬 設備の相違（技術的能力と整器スプレイ設備の B 格納容器スプレイポンプ及び B 格納容器スプレイ冷却器により再循環で型）による原子炉注水の配管は，代替淡水貯槽から残留熱除去系Ｃ系配管及び低圧炉心スプレイ 合）。

きることで，余熱除去ポンプ及び余熱除去冷却器による再循環に対して多重性を持っ設計とす系配管との合流点までの系統について，残留熱除去系ポンプ及び低圧炉心スプレイ系ポンプを使る。

用する系統に対して可 能 な 限 り 独 立 性 を 有 す る 設計とする。

B 格納容器スプレイポンプは，原子炉補助建屋内の余熱除去ポンプと壁で分離された部屋及代替循環冷却系ポンプを使用する代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却は，電源を常設代

び余熱除去冷却器と異なる区画に設置し，B 格納容器スプレイ冷却器は，原子炉補助建屋内の替高圧電源装置からの独立した電源供給ラインから給電することにより非常用ディーゼル発電

余熱除去ポンプと異なる区画及び余熱除去冷却器と壁で分離された部屋に設置することで，位機から給電する残留熱除去系ポンプを使用する原子炉注水に対して多様性を有し位置的分散を

置的分散を図る設計とする。

図る設計とする。また，代替循環冷却系ポンプは，冷却水を不要（自然冷却）とすることで，残高圧注入ポンプを使用した高圧再循環は，安全注入系統により再循環できることで，余熱除去ポンプ及び余熱除去冷却器による再循環に対して多重性を持つ設計とする，
高圧注入ポンプは，原子炉補助建屋内の余熱除去ポンプと壁で分離された部屋及び余熱除去
冷却器と異なる区画に設置することで，位置的分散を図る設計とする。
高圧注入ポンプ及び燃料取替用水タンクを使用した炉心注入は，燃料取替用水タンクを水源とすることで，格納容器再循環サンプを水源とする余熱除去ポンプ及び高圧注入ポンプを使用
した再循環並びに B 格納容器スプレイポンプを使用した代替再循環並びに余熱除去ポンプ及び余熱除去冷却器を使用した余熱除去機能に対して異なる水源を持つ設計とする。

留熱除去系海水ポンプにより冷却する残留熱除去系ポンプに対して多様性を有する設計とする。
代替循環冷却系ポンプは，原子炉建屋原子炉棟内の残留熱除去系ポンプと異なる区画に設置することで，残留熱除去系ポンプと位置的分散を図る設計とする。
代替循環冷却系ポンプを使用する残存溶融炉心の冷却の配管は，残留熱除去系熱交換器の出口
配管の分岐点から，残留熱除去系配管との合流点までの系統について，残留熱除去系ポンプを使用する系統に対して可 能 な 限 り 独 立 性 を 有 す る 設計とする。
代替循環冷却系の電動弁は，ハンドルを設け手動操作を可能とすることで，常設代替高圧電源
装置からの給電による遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。

高圧注入ポンプは，原子炉補助建屋内の余熱除去ポンプと壁で分離された部屋及び余熱除去
冷却器と異なる区画に設置し，燃料取替用水タンクは，燃料取替用水タンク建屋内に設置する。
これにより，余熱除去ポンプ，余熱除去冷却器，原子炉格納容器内の格納容器再循環サンプス
クリーン及び原子炉周辺建屋内の格納容器再循環サンプ外隔離弁と位置的分散を図る設計とする。
代替炉心注入時において B 充てんポンプは，ディーゼル発電機に対して多様性を持った大容量空冷式発電機から給電することにより，余熱除去ポンプ及び高圧注入ポンプを使用した炉心注入に対して多様性を持った駆動源により駆動できる設計とする。
代替炉心注入時において B 充てんポンプは，安全注入ラインを介さず，化学体積制御系統の充てんラインを用いて炉心に注入できることで，余熱除去ポンプ及び高圧注入ポンプを使用した炉心注入に対して多重性を持っ設計とする。

20

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

また，B 充てんポンプの自己冷却は，B 充てんポンプ出口配管から分岐した自己冷却ライン
により B 充てんポンプを冷却でき，海水ポンプ及び原子炉補機冷却水ポンプを使用する補機冷却に対して異なる冷却手段を用いることで多様性を持つ設計とする。
B 充てんポンプは，原子炉補助建屋内の余熱除去ポンプ，高圧注入ポンプ及び原子炉補機冷却水ポンプと異なる区画に設置し，燃料取替用水タンクは，燃料取替用水タンク建屋内に設置する。これにより，余熱除去ポンプ，高圧注入ポンプ，原子炉補機冷却水ポンプ及び屋外の海
水ポンプと位置的分散を図る設計とする。
代替再循環時において B 高圧注入ポンプは，ディーゼル発電機に対して多様性を持った大容量空冷式発電機から給電できる設計とする。
移動式大容量ポンプ車を使用する B 高圧注入ポンプの代替補機冷却は，移動式大容量ポンプ
車を空冷式のディーゼル駆動とすることで，電動の海水ポンプ及び原子炉補機冷却水ポンプを使用する補機冷却に対して多様性を持った駆動源により駆動できる設計とする。また，海水ポ
ンプ及び原了炉補機冷却水ポンプの電源であるディーゼル発電機に対して，多様性を持っ設計とする。
移動式大容量ポンプ車は，3 号炉の原子炉周辺建屋内のデイーゼル発電機，原子炉補助建屋
内の原子炉補機冷却水ポンプ及び屋外の海水ポンプ，並びに 4 号炉の原子炉周辺建屋内のディーゼル発電機及び原子炉補機冷却水ポンプ並びに屋外の海水ポンプと離れた位置に分散して保管することで，位置的分散を図る設計とする。
移動式大容量ポンプ車の接続口は，屋外に 2 箇所設置する設計とする。
クラゲ等の海牛生物からの影響に対し移動式大容量ポンプ車は複数の取水箇所を選定できる設計とする。
電動補助給水ポンプ，タービン動補助給水ポンプ，復水タンク，蒸気発生器及び主蒸気逃がし弁を使用した蒸気発生器 2 次側による炉心冷却は，余熱除去ポンプ及び余熱除去冷却器を使用した余熱除去機能に対して最終ヒートシンクの異なる冷却手段を用いることで多様性を有する設計とする。
蒸気発生器 2 次側による炉心冷却に使用する電動補助給水ポンプは，ディーゼル発電機に対して多様性を持った大容量空冷式発電機から給電できる設計とする。
蒸気発牛器 2 次側による炉心冷却に使用するタービン動補助給水ポンプは，蒸気駆動とする
ことにより，ディーゼル発電機を使用した電源に対して多様性を持った駆動源により駆動できる設計とする。
蒸気発生器 2 次側による炉心冷却に使用する主蒸気逃がし弁は，ハンドルを設けて手動操作とすることによりディーゼル発電機を使用した電源に対して多様性を持った駆動源により駆動できる設計とする。
電動補助給水ポンプ，タービン動補助給水ポンプ，復水タンク及び主蒸気逃がし弁は，原子炉周辺建屋内のディーゼル発電機と異なる区画に設置し，蒸気発生器は，原子炉格納容器内に設置する。これにより，ディーゼル発電機並びに原子炉補助建屋内の余熱除去ポンプ及び余熱21

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

除去冷却器と位置的分散を図る設計とする。
電動補助給水ポンプ，復水タンク及び蒸気発生器を使用した蒸気発牛器 2 次側のフィードア
ンドブリードは，余熱除去ポンプ及び余熱除去冷却器を使用した余熱除去機能に対して最終ヒートシンクの異なる冷却手段を用いることで多様性を有する設計とする。
蒸気発生器 2 次側のフィードアンドブリードに使用する電動補助給水ポンプは，ディーゼル
発電機に対して多様性を持った大容量空冷式発電機から給電できる設計とする。
電動補助給水ポンプ及び復水タンクは，原子炉周辺建屋内のディーゼル発電機と異なる区画に設置し，蒸気発生器は，原子炉格納容器内に設置する。これにより，ディーゼル発電機並びに原子炉補助建屋内の余熱除去ポンプ及び余熱除去冷却器と位置的分散を図る設計とする。
常設電動注入ポンプを使用する代替炉心注入配管は，燃料取替用水タンクを水源とする場合
は燃料取替用水タンク出口配管の分岐点から安全注入配管との合流点まで，復水タンクを水源とする場合は復水タンクから安全注入配管との合流点までの系統について，高圧注入ポンプ及び余熱除去ポンプを使用する系統に対して独立した設計とする。
可搬型ディーゼル注入ポンプを使用する代替炉心注入配管は，中間受槽から安全注入配管との合流点までの系統について，高圧注入ポンプ及び余熱除去ポンプを使用する系統に対して独立した設計とする。
B 充てんポンプを使用する代替炉心注入配管は，B 充てんポンプから 1 次冷却設備までの系
統について，高圧注入ポンプ及び余熱除去ポンプを使用する系統に対して独立した設計とする。
これらの多様性及び系統の独立並びに位置的分散によって，高圧注入ポンプ及び余熱除去ポ
ンプを使用する設計基準事故対処設備に対して重大事故等対処設備としての独立性を持っ設。

計とする。
溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止おいて，代替炉心注入に用いる B 充てん
ポンプは，ディーゼル発電機に対して多様性を持った大容量空冷式発電機から給電できる設計とする。また，B 充てんポンプの自己冷却は，B 充てんポンプ出口配管から分岐した自己冷却ラインにより B 充てんポンプを冷却でき，海水ポンプ及び原子炉補機冷却水ポンプを使用する
補機冷却に対して異なる冷却手段を用いることで多様性を持つ設計とする。
B 充てんポンプは，原子炉補助建屋内の原子炉補機冷却水ポンプと異なる区画に設置し，燃料取替用水タンクは，燃料取替用水タンク建屋内に設置する，これにより，原子炉補機冷却水
ポンプ及び屋外の海水ポンプも含めて，位置的分散を図る設計とする。
溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止において，代替炉心注入に用いる常設電動注入ポンプは，ディーゼル発電機 i に対して多様性を持った大容量空冷式発電機から給電できる設計とする。
電源設備の多様性，位置的分散については「10.2
5.6.2.2 悪影響防止

代替電源設備」にて記載する。

電源の多様性及び位置的分散については，「10.2 代替電源設備」に示す。
5.9.2.2 悪影響防止22

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

充てんポンプによる炉心注入に使用する充てんポンプ，燃料取替用水タンク及び再生熱交換

低圧代替注水系（常設）による原子炉注水に使用する常設低圧代替注水系ポンプ及び代替淡水 設備の相違（技術的能力と整器は，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用

貯槽は，通常待機時は隔離弁により他の系統と隔離し，重大事故等時に弁の操作により重大事故 合）。

することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

等対処設備としての系統構成とすることで他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

B 格納容器スプレイポンプによる代替炉心注入に使用する B 格納容器スプレイポンプ，燃料

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水に使用する可搬型代替注水中型ポンプ及び西側淡取替用水タンク及び B 格納容器スプレイ冷却器は，弁操作等によって，設計基準対象施設とし

水貯水設備は，通常待機時は接続先の系統と分離された状態で保管すること及び重大事故等時にて使用する系統構成から重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影弁の操作や接続により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで他の設備に悪影響を

響を及ぼさない設計とする。

及ぼさない設計とする。

常設電動注入ポンプによる代替炉心注入に使用する常設電動注入ポンプ，燃料取替用水タン

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水に使用する可搬型代替注水大型ポンプ及び代替淡ク及び復水タンクは，弁操作等によって，設計基準対象施設として使用する系統構成から重大

水貯槽は，通常待機時は接続先の系統と分離された状態で保管すること及び重大事故等時に弁の事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

操作やホースの接続により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで他の設備に悪影

また，放射性物質を含む系統と含まない系統を区分するため，通常時に燃料取替用水タンクと響を及ぼさない設計とする。

復水タンクをディスタンスピースで分離する設計とする。
可搬型ディーゼル注入ポンプによる代替炉心注入に使用する可搬型ディーゼル注入ポンプ

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，設置場所において輪止め又は車両転倒防止装置により固定することで他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

及び中間受槽は，通常時に接続先の系統と分離された状態であること及び重大事故等時は重大

代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却に使用する代替循環冷却系ポンプは，通常待機時は事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

隔離弁により他の系統と隔離し，重大事故等時に弁操作等により重大事故等対処設備としての系

また，可搬型ディーゼル注入ポンプ及び中間受槽は，設置場所において固縛等によって固定す

統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

ることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
B 格納容器スプレイポンプによる代替再循環に使用する B 格納容器スプレイポンプ，格納容器再循環サンプ，格納容器再循環サンプスクリーン及び B 格納容器スプレイ冷却器は，弁操作等によって，設計基準対象施設として使用する系統構成から重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
高圧注入ポンプによる高圧再循環に使用する高圧注入ポンプ，格納容器再循環サンプ及び格納容器再循環サンプスクリーンは，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
高圧注入ポンプによる炉心注入に使用する高圧注入ポンプ及び燃料取替用水タンクは，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用すること
で，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
B 充てんポンプによる代替炉心注入に使用する B 充てんポンプ，燃料取替用水タンク及び再生熱交 i 換器は，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする uB 充てんポンプの自己冷却ラインについては，弁操作等によって，設計基準対象施設として使用する系統構成から重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
また，放射性物質を含む系統と含まない系統を区分するため，通常時に化学体積制御系統と原子炉補機冷却水系統をディスタンスピースで分離する設計とする。
B 高圧注入ポンプによる代替再循環に使用する B 高圧注入ポンプ，格納容器再循環サンプ及23

設備の相違。

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

び格納容器再循環サンプスクリーンは，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成
で重大事故等対処設備として使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。B
高圧注入ポンプによる代替再循環に使用する移動式大容量ポンプ車は，通常時に接続先の系統と分離された状態であること及び重大事故等時は重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。B 高圧注入ポンプによる代替再循環に使用する A，B 海水ストレーナ及び A 原子炉補機冷却水冷却器は，弁操作等によって，設計基準対象施設として使用する系統構成から重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，移動式大容量ポンプ車より供給される海水を含む系統と含まない系統を区分するため，通常時に原子炉補機冷却水系統と原子炉補機冷却
海水系統をディスタンスヒース及び可搬型ホースで分離する設計とする。さらに，移動式大容量ポンプ車は，設置場所において車輪止めによって固定することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
格納容器スプレイに使用する格納容器スプレイポンプ，燃料取替用水タンク及び格納容器ス
プレイ冷却器は，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
代替格納容器スプレイに使用する常設電動注入ポンプ，燃料取替用水タンク及び復水タンク
は，弁操作等によって，設計基準対象施設として使用する系統構成から重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，放射性物質を含む系統と含まない系統を区分するため，通常時に燃料取替用水タンクと復水タンクをディ
スタンスピースで分離する設計とする。
余熱除去ポンプによる炉心注入に使用する余熱除去ポンプ，燃料取替用水タンク及び余熱除去冷却器は，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
余熱除去ポンプによる低圧再循環に使用する余熱除去ポンプ，余熱除去冷却器，格納容器再循環サンプ及び格納容器再循環サンプスクリーンは，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする，蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(注水)に使用する電動補助給水ポンプ，タービン
動補助給水ポンプ，復水タンク及び蒸気発生器は，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(蒸気放出)に使用する主蒸気逃がし弁は，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
蒸気発生器 2 次側のフィードアンドブリードに使用する電動補助給水ポンプ，復水タンク及び蒸気発生器は，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

24

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
5.6.2.3 容量等

東海第二発電所

備考

5.9.2.3 容 量 等

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

炉心注入として使用する充てんポンプは，設計基準事故時の化学体積制御設備としてほう酸

低圧代替注水系（常設）による原子炉注水として使用する常設低圧代替注水系ポンプは，原子水を 1 次系に注水する設備と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合の注入流量が，事炉を冷却し，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するために必要な原子炉注水量 設備の相違（技術的能力と整合）

象発生後に他の手段で冷却した後の炉心崩壊熱に見合った注入流量に対して十分であるため，に対してポンプ 2 個の運転により十分なポンプ容量を有する設計とする。

設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
炉心注入及び代替炉心注入として使用する燃料取替用水タンクは，設計基準事故時の非常用
炉心冷却設備の水源と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合のタンク容量が，炉心崩

要求値については，流量等で表記

常設低圧代替注水系ポンプは，他系統への注水と同時に使用する場合でも，各々の必要流量が し，それに対する公称値等は容量確保可能な設計とする。

と記載する。

低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水として使用する可搬型代替注水中型ポンプは，原 設備の性能は「有する」必要流量

壊熱により加熱された 1 次冷却系統を冷却するために必要なタンク容量に対して十分である子炉を冷却し，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するために必要な原子炉注水 等は「確保する」と記載。

ため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。

量に対して十分なポンプ容量を確保するため 1 セット 2 個使用する。保有数は，2 セットで 4 個

代替炉心注入として使用する B 格納容器スプレイポンプは，設計基準事故時の格納容器スプレイ機能と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合のポンプ流量が，炉心崩壊熱により加熱された 1 次冷却系統を冷却するために必要なポンプ流量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。

と，故障時及び保守点検による待機除外時の予備として 1 個の合計 5 個を保管する。
可搬型代替注水中型ポンプは，他系統への注水と同時に使用する場合でも，各々の必要流量が確保可能な設計とする。
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水として使用する可搬型代替注水大型ポンプは，原代替炉心注入として使用する常設電動注入ポンプは，蒸気発生器 2 次側による炉心冷却と併子炉を冷却し，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するために必要な原子炉注水せることにより，炉心崩壊熱により加熱された 1 次冷却系統を冷却するために必要なポンプ流量に対して十分なポンプ容量を有するものを 1 セット 1 個使用する。保有数は，2 セットで 2 個量に対して十分な容量を有する設計とする。

と，故障時及び保守点検による待機除外時の予備として 2 個の合計 4 個を保管する。予備につい

代替炉心注入，蒸気発生器 2 次側による炉心冷却，蒸気発生器 2 次側のフィードアンドブリード及び代替格納容器スプレイとして使用する復水タンクは，炉心への注水量，蒸気発生器への給水量及び原子炉格納容器への注水量に対し，淡水又は海水を補給するまでの間，水源を確保できる十分なタンク容量を有する設計とする。
可搬型ディーゼル注入ポンプは，重大事故等時において，蒸気発生器 2 次側による炉心冷却と併せることにより，炉心注入として原子炉冷却に必要なポンプ流量を確保できる容量を有すては，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）と兼用する。
可搬型代替注水大型ポンプは，他系統への注水と同時に使用する場合でも，各々の必要流量が確保可能な設計とする。
代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却として使用する残存溶融炉心を冷却し，原子炉格納容器の破損を防止するために必要な原子炉注水量に対して十分なポンプ容量を有する設計とする。代替循環冷却系ポンプは，2 個設置する設計とする。

るものを 3 号炉，4 号炉それぞれで 1 セット 1 台使用する。保有数は 3 号炉，4 号炉それぞれで 2 セット 2 台，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアッア用として 2 台の合計 6台(3 号及び 4 号炉共用)を保管する。
中間受槽は，重大事故等時において，炉心への注水量に対し，淡水又は海水を補給すること
により水源を確保できる容量を有するものを 3 号炉，4 号炉それぞれで 1 セット 1 個使用する。保有数は，3 号炉，4 号炉それぞれで 2 セット 2 個，保守点検は目視点検であり，保守点
検巾でも使用可能であるため，保守点検用は考慮せずに，故障時のバックアップ用として 1 個の合計 5 個(3 号及び 4 号炉共用)を保管する。
中間受槽は，上記を含む複数の機能に必要な容量を合わせた容量とすることから「9.11 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備」に記載する。
代替再循環として使用する B 格納容器スプレイポンプ及び B 格納容器スプレイ冷却器は，設計基準事故時の格納容器スプレイ再循環機能と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合のポンプ流量及び伝熱容量が，炉心崩壊熱により加熱された 1 次冷却系統を冷却するために必

25

設備の相違

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

要なポンプ流量及び伝熱容量に対してト分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
再循環又は代替再循環として使用する格納容器再循環サンプ及び格納容器再循環サンプス
クリーンは，設計基準事故時の水源として原子炉格納容器内に溜まった水を各ポンプへ供給す
る槽及びろ過装置としての機能と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合の容量が，再循環及び代替再循環時の水源として必要な容量に対して十分であるため，設計基準事故対処設
備と同仕様で設計する，
再循環による炉心注入として使用する高圧注入ポンプは，設計基準事故時の非常用炉心冷却設備として原子炉格納容器内に溜まった水を 1 次系に注水する設備と兼用しており，設計基準
事故時に使用する場合のポンプ流量が，炉心崩壊熱により加熱された 1 次冷却系統を冷却するために必要なポンプ流量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
炉心注入として使用する高圧注入ポンプは，設計基準事故時の高圧注入系としてほう酸水を1 次系に注入する機能と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合のポンプ流量が，炉心崩壊熱により加熱された 1 次冷却系統を冷却するために必要なポンプ流量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
代替炉心注入として使用する B 充てんポンプは，設計基準事故時の化学体積制御設備として
ほう酸水を 1 次系に注水する設備と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合の注入流量が，蒸気発生器 2 次側による炉心冷却と併せることにより，炉心崩壊熱に見合った注入流量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する，
代替再循環による炉心注入として使用する B 高圧注入ポンプは，設計基準事故時の非常用炉
心冷却設備として原子炉格納容器内に溜まった水を 1 次系に注水する設備と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合のポンプ流量が，炉心崩壊熱により加熱された 1 次冷却系統を冷却するために必要なポンプ流量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
移動式大容量ポンプ車は，重大事故等時において，代替補機冷却として使用し，3 号炉及び4 号炉で同時使用した場合に必要なポンプ流量を有するものを 1 セット 1 台使用する。保有数
は，3 号炉及び 4 号炉で 2 セット 2 台，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ
用として 1 台の合計 3 台(3 号及び 4 号炉共用)を保管する。
原子炉格納容器水張りにより残存溶融デブリを冷却するために使用する格納容器スプレイ
ポンプは，設計基準事故時の格納容器スプレイ機能と兼用しており，設計基準事故時に使用するポンプ流量が，炉心が溶融した場合の残存溶融デブリを冷却するために必要なポンプ流量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
格納容器スプレイ及び代替格納容器スプレイとして使用する燃料取替用水タンクは，炉心及び原子炉格納容器への注水量に対し，復水タンクを介して淡水又は海水を補給するまでの間，水源を確保できるト分なタンク容量を有する設計とする。

26

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

残存溶融デブリを冷却するために原子炉格納容器水張りとして使用する常設電動注入ポン
プは，炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合に原子炉容器の残存溶融デブリを冷却するために必要なポンプ流量に対して十分な容量を有する設計とする。
使用可能である場合に炉心注入として使用する余熱除去ポンプは，設計基準事故時に 1 次系にほう酸水を注入する設備と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合のポンプ流量が，炉心崩壊熱により加熱された 1 次冷却系統を冷却するために必要なポンプ流量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
使用可能である場合に低圧再循環として使用する余熱除去ポンプ及び余熱除去冷却器は，設計基準事故時の非常用炉心冷却設備として原子炉格納容器内に溜まった水を 1 次系に注水する設備と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合のポンプ流量及び伝熱容量が，炉心崩壊熱により加熱された 1 次冷却系統を冷却するために必要なポンプ流量及び伝熱容量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
蒸気発牛器 2 次側による炉心冷却(注水)並びに蒸気発牛器 2 次側による炉心冷却(蒸気放出)として使用する電動補助給水ポンプ，タービン動補助給水ポンプ，蒸気発生器及び主蒸気逃がし弁は，設計基準事故時の蒸気発生器 2 次側による冷却機能と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合のポンプ流量，伝熱容量及び弁放出流量が，炉心崩壊熱により加熱された 1 次
冷却系統を冷却するために必要なポンプ流量，伝熱容量及び弁放出流量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
蒸気発生器 2 次側のフィードアンドブリードとして使用する電動補助給水ポンプ及び蒸気発生器は，設計基準事故時の蒸気発生器 2 次側による冷却機能と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合のポンプ流量及び伝熱容量が，炉心崩壊熱により加熱された 1 次冷却系統を冷却するために必要なポンプ流量及び伝熱容量に対して十分であるため，設計基準事故対処設
備と同仕様で設計する。
原子炉格納容器の破損を防止するための炉心注入として使用する高圧注入ポンプは，設計基準事故時の高圧注入系としてほう酸水を 1 次系に注水する機能と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合のポンプ流量が，炉心崩壊熱により加圧された原子炉格納容器の破損を防止するために必要なポンプ流量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
原子炉格納容器の破損を防止するための炉心注入として使用する余熱除去ポンプは，設計基準事故時の低圧注入系として 1 次系にほう酸水を注水する設備と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合のポンプ流量が，炉心崩壊熱により加圧された原子炉格納容器の破損を防止するために必要なポンプ流量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
原子炉格納容器の破損を防止するための炉心注入として使用する充てんポンプは，設計基準
事故時の化学体積制御設備としてほう酸水を 1 次系に注水する設備と兼用しており，設計基準
事故時に使用する場合のポンプ流量が，炉心崩壊熱により加圧された原子炉格納容器の破損を

27

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

防止するために必要なポンプ流量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
原子炉格納容器の破損を防止するための代替炉心注入として使用する B 格納容器スプレイ
ポンプは，設計基準事故時の格納容器スプレイ機能と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合のポンプ流量が，炉心崩壊熱により加圧された原子炉格納容器の破損を防止するために必要なポンプ流量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
原子炉格納容器の破損を防止するために代替炉心注入として使用する常設電動注入ポンプ
は，炉心崩壊熱により加圧された原子炉格納容器の破損を防止するために必要なポンプ流量に対して十分な容量を有する設計とする。
原子炉格納容器の破損を防止するための代替炉心注入として使用する B 充てんポンプは，設計基準事故時の化学体積制御設備としてほう酸水を 1 次系に注水する設備と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合のポンプ流量が，炉心崩壊熱により加圧された原子炉格納容器の破損を防止するために必要なポンプ流量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
5.6.2.4 環境条件等

5.9.2.4 環境条件等

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

充てんポンプ及び高圧注入ポンプは，原子炉補助建屋内に設置し，重大事故等時における環

常設低圧代替注水系ポンプは，常設低圧代替注水系格納槽内に設置し，重大事故等時における 設備の相違（技術的能力と整合）

境条件を考慮した設計とする。また，インターフェイスシステム LOCA 時及び蒸気発生器伝熱環境条件を考慮した設計とする。

管破損時に破損側蒸気発生器の隔離に失敗する事故時に使用する設備であるため，これらの環常設低圧代替注水系ポンプは，中央制御室から操作が可能な設計とする。

境影響を受けない区画に設置するか又はこれらの事象が発生した場合の環境条件の変化を考低圧代替注水系（常設）の系統構成に必要となる弁の操作は，重大事故等時において，中央制慮した設計とする。
充てんポンプ及び高圧注入ポンプの操作は中央制御室で可能な設計とする，燃料取替用水タ
ンクは，燃料取替用水タンク建屋内に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計

御室又は設置場所から操作可能な設計とする。
また，低圧代替注水系（常設）は，淡水だけでなく海水も使用可能な設計とする。なお，可能な限り淡水を優先し，海水通水を短時間とすることで設備の影響を考慮する。

とする。また，インターフェイスシステム LOCA 時及び蒸気発生器伝熱管破損時に破損側蒸気発生器の隔離に失敗する事故時に使用する設備であるため，これらの環境影響を受けない区画に設置する設計とする。
再生熱交換器，格納容器再循環サンプ，格納容器再循環サンプスクリーン及び蒸気発生器は，原子炉格納容器内に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
格納容器再循環サンプ及び格納容器再循環サンプスクリーンは，淡水だけでなく海水も使用することから海水影響を考慮した設計とするとともに，再循環時における保温材等のデブリの影響を考慮し，閉塞しない設計とする。
格納容器スプレイポンプ及び格納容器スプレイ冷却器は，原子炉補助建屋内に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。また，B 格納容器スプレイポンプ及び B 格
納容器スプレイ冷却器については，蒸気発生器伝熱管破損時に破損側蒸気発生器の隔離に失敗する事故時に使用する設備であるため，その環境影響を受けない区画に設置する設計とする。

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，屋外に保管及び保管し，重大事
故等時における屋外の環境条件を考慮した設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，設置場所で操作が可能な設計とする。
低圧代替注水系（可搬型）の系統構成に必要となる弁の操作は，重大事故等時において，中央制御室又は設置場所から操作が可能な設計とする。
また，低圧代替注水系（可搬型）は，淡水だけでなく海水も使用可能な設計とする。なお，可能な限り淡水を優先し，海水通水を短時間とすることで設備の影響を考慮する。
常設低圧代替注水系ポンプ，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，淡水だけでなく海水も使用することから，海水の影響を考慮した設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，海から直接取水する際の異物の28

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
格納容器スプレイポンプの操作は中央制御室で可能な設計とする。
常設電動注入ポンプ，A 原子炉補機冷却水冷却器，余熱除去ポンプ及び余熱除去冷却器は，原子炉補助建屋内に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする，
常設電動注入ポンプの操作は中央制御室及び設置場所と異なる区画で可能な設計とする。余熱除去ポンプの操作は中央制御室で可能な設計とする。
復水タンク，電動補助給水ポンプ，タービン動補助給水ポンプ及び主蒸気逃がし弁は，原子炉周辺建屋内に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。また，インタ
ーフェイスシステム LOCA 時及び蒸気発生器伝熱管破損時に破損側蒸気発生器の隔離に失敗す

東海第二発電所

備考

流入防止を考慮した設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ，可搬型代替注水大型ポンプ及び残留熱除去系海水ポンプによる海水を送水する系統は，異物の流入防止を考慮した設計とする。
代替循環冷却系ポンプは，原子炉建屋原子炉棟内に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
代替循環冷却系ポンプは，中央制御室から操作が可能な設計とする。
代替循環冷却系の系統構成に必要となる弁の操作は，重大事故等時において，中央制御室又は設置場所から操作が可能な設計とする。

る事故時に使用する設備であるため，これらの環境影響を受けない区画に設置するか又はこれらの事象が発生した場合の環境条件の変化を考慮した設計とする。
電動補助給水ポンプ及びタービン動補助給水ポンプの操作は中央制御室で可能な設計とする。主蒸気逃がし弁の操作は中央制御室で可能な設計及び設置場所での手動ハンドル操作により可能な設計とする。
可搬型ディーゼル注入ポンプ，中間受槽及び移動式大容量ポンプ車は，屋外に保管及び設置
し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。操作は設置場所で可能な設計とする。
充てんポンプ，燃料取替用水タンク，再生熱交換器，格納容器スプレイポンプ，格納容器ス
プレイ冷却器，常設電動注入ポンプ，復水タンク，可搬型ディーゼル注入ポンプ，中間受槽，
高圧注入ポンプ，余熱除去ポンプ，余熱除去冷却器，電動補助給水ポンプ，タービン動補助給水ポンプ及び蒸気発生器は，淡水だけでなく海水も使用することから，海水の影響を考慮した設計とする。
移動式大容量ポンプ車は，使用時に海水を通水するため，海水影響を考慮した設計とし，海から直接取水する際の異物の流入防止を考慮した設計とする。
A，B 海水ストレーナは，屋外に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
A，B 海水ストレーナ及び A 原子炉補機冷却水冷却器は，常時海水を通水するため耐腐食性材料を使用する設計とする。
5.6.2.5 操作性の確保

5.9.2.5 操作性の確保

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

充てんポンプ，燃料取替用水タンク及び再生熱交換器を使用した充てんポンプによる炉心注

常設低圧代替注水系ポンプ及び代替淡水貯槽を使用する低圧代替注水系（常設）による原子炉 設備の相違（技術的能力と整入を行う系統は，重大事故等が発生した場合でも，設計基準対象施設として使用する場合と同注水を行う系統は，重大事故等時において，通常待機時の系統から弁の操作にて速やかに系統構 合）。

じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。充てんポンプは，中央制御室の成が可能な設計とする。

制御盤の操作スイッチでの操作が可能な設計とする。
B 格納容器スプレイポンプ，燃料取替用水タンク及び B 格納容器スプレイ冷却器を使用した
B 格納容器スプレイポンプによる代替炉心注入を行う系統は，重大事故等が発生した場合でも，常設低圧代替注水系ポンプは，中央制御室の操作盤のスイッチにより操作が可能な設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び西側淡水貯水設備を使用する低圧代替注水系（可搬型）による29

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

通常時の系統から弁操作等にて速やかに切替えできる設計とする。B 格納容器スプレイポンプ

原子炉注水を行う系統は，重大事故等時において，通常待機時の隔離又は分離された状態から弁は，中央制御室の制御盤の操作スイッチでの操作が可能な設計とする。

の操作や接続により速やかに系統構成が可能な設計とする。

常設電動注入ポンプ，燃料取替用水タンク及び復水タンクを使用した常設電動注入ポンプによる代替炉心注入を行う系統は，重大事故等が発生した場合でも，通常時の系統から弁操作等

可搬型代替注水中型ポンプは，車両として屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて輪止めにより固定が可能な設計とする。

にて速やかに切替えできる設計とする。切替えに伴うディスタンスピースの取替作業について

可搬型代替注水中型ポンプと高所東側接続口，高所西側接続口，原子炉建屋東側接続口及び原は，一般的に使用される工具を用いて確実に取替えが可能な設計とする。常設電動注入ポンプ

子炉建屋西側接続口の接続は，一般的に使用される工具を用いて接続可能なフランジ接続によりは，中央制御室の制御盤の操作スイッチでの操作及び現場の操作スイッチによる操作が可能な

確実に接続可能な設計とする。ホースの接続については，接続方式及びホース口径の統一により設計とする。

確実に接続可能な設計とする。

可搬型ディーゼル注入ポンプ及び中間受槽を使用した可搬型ディーゼル注入ポンプによる代替炉心注入を行う系統は，重大事故等が発生した場合でも，通常時の系統から弁操作等にて速やかに切替えできる設計とする。
可搬型ディーゼル注入ポンプは，車両として移動可能な設計とするとともに，車輪止めを積載し，設置場所にて固定できる設計とする。

可搬型代替注水中型ポンプは，ポンプ付属のスイッチにより設置場所での操作が可能な設計と 設備の相違する。
可搬型代替注水大型ポンプ及び代替淡水貯槽を使用する低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水を行う系統は，重大事故等時において，通常待機時の隔離又は分離された状態から弁の操作やホースの接続により速やかに系統構成が可能な設計とする。

可搬型ディーゼル注入ポンプの接続口との接続はフランジ接続とし，一般的に使用される工可搬型代替注水大型ポンプは，車両として屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な設具を用いて可搬型ホースを確実に接続できる設計とする。接続口は，3 号炉及び 4 号炉とも同計とするとともに，設置場所にて輪止め又は車両転倒防止装置により固定が可能な設計とする。

一形状の設計とするとともに同一ポンプを接続する配管は同口径のフランジ接続とする，可搬

可搬型代替注水大型ポンプと高所東側接続口，高所西側接続口，原子炉建屋東側接続口及び原型ディーゼル注入ポンプは，付属の操作スイッチにより現場での操作が可能な設計とする。

子炉建屋西側接続口の接続は，一般的に使用される工具を用いて接続可能なフランジ接続により中間受槽は，車両等により運搬ができる設計とするとともに，設置場所にて固縛により固定できる設計とする。中間受槽は，一般的に使用される工具を用いて確実に組み立てられる設計とする。
B 格納容器スプレイポンプ，格納容器再循環サンプ，格納容器再循環サンプスクリーン及び確実に接続が可能な設計とする。ホースの接続については，接続方式及びホース口径の統一により確実に接続が可能な設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，ポンプ付属のスイッチにより設置場所での操作が可能な設計とする。

B 格納容器スプレイ冷却器を使用した B 格納容器スプレイポンプによる代替再循環を行う系統

代替循環冷却系ポンプを使用する代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却を行う系統は，重は，重大事故等が発生した場合でも，通常時の系統から弁操作等にて速やかに切替えできる設

大事故等時において，通常待機時の状態から弁の操作にて速やかに系統構成が可能な設計とす

計とする。

る。

高圧注入ポンプ，格納容器再循環サンプ及び格納容器再循環サンプスクリーンを使用した高代替循環冷却系ポンプは，中央制御室の操作盤のスイッチにより操作が可能な設計とする。

圧注入ポンプによる高圧再循環を行う系統は，重大事故等が発生した場合でも，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。高
圧注入ポンプは，中央制御室の制御盤の操作スイッチでの操作が可能な設計とする。
高圧注入ポンプ及び燃料取替用水タンクを使用した高圧注入ポンプによる炉心注入を行う
系統は，重大事故等が発生した場合でも，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構
成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。
B 充てんポンプの自己冷却ライン，B 充てんポンプ，燃料取替用水タンク及び再生熱交換器を使用した B 充てんポンプによる代替炉心注入を行う系統は，重大事故等が発生した場合でも，通常時の系統から弁操作等にて速やかに切替えできる設計とする。切替えに伴うディスタ
ンスビースの取替作業については，一般的に使用される工具を用いて確実に取替えが可能な設
計とする。

30

備考

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

B 高圧注入ポンプ，移動式大容量ポンプ車，格納容器再循環サンプ，格納容器再循環サンプ
スクリーン，A，B 海水ストレーナ及び A 原子炉補機冷却水冷却器を使用した B 高圧注入ポン
プによる代替再循環を行う系統は，重大事故等が発生した場合でも，通常時の系統から弁操作等にて速やかに切替えできる設計とする。代替補機冷却への切替えに伴うディスタンスピースの取替作業については，一般的に使用される工具を用いて確実に取替えが可能な設計とする。
移動式大容量ポンプ車は，車両として移動可能な設計とするとともに，車輪止めを積載し，設置場所にて固定できる設計とする。
代替補機冷却に使用する移動式大容量ポンプ車と A，B 海水ストレーナブロー配管及び海水
母管戻り配管側フランジとの接続口についてはフランジ接続とし，嵌合構造により可搬型ホースを確実に接続できる設計とする。接続口は，3 号炉及び 4 号炉とも同一形状の設計とする。
A，B 海水ストレーナブロー配管及び海水母管戻り配管側フランジは，一般的に使用される工具を用いて確実に取替えが可能な設計とする。
設備の相違

B 高圧注入ポンプ冷却水戻り配管と B 原子炉補機冷却水冷却器海水出口配管との接続口についてはフランジ接続とし，一般的に使用される工具を用いて可搬型ホースを確実に接続できる設計とする。接続口は，3 号炉及び 4 号炉とも同一形状の設計とする。移動式大容量ポンプ車は，付属の操作スイッチにより現場での操作が可能な設計とする。
格納容器スプレイポンプ，燃料取替用水タンク及び格納容器スプレイ冷却器を使用した残存
溶融デブリを冷却するために格納容器スプレイを行う系統は，重大事故等が発生した場合でも，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用す
る設計とする。格納容器スプレイポンプは，中央制御室の制御盤の操作スイッチでの操作が可能な設計とする。
常設電動注入ポンプ，燃料取替用水タンク及び復水タンクを使用した残存溶融デブリを冷却するために代替格納容器スプレイを行う系統は，重大事故等が発生した場合でも，通常時の系
統から弁操作等にて速やかに切替えできる設計とする。
また，重大事故等時の代替炉心注入から代替格納容器スプレイへの切替えについても，弁操作等にて速やかに切替えできる設計とする。
余熱除去ポンプ，燃料取替用水タンク及び余熱除去冷却器を使用した余熱除去ポンプによる炉心注入を行う系統は，重大事故等が発生した場合でも，設計基準対象施設として使用する場
合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。余熱除去ポンプは，中央制御室の制御盤の操作スイッチでの操作が可能な設計とする，
余熱除去ポンプ，余熱除去冷却器，格納容器再循環サンプ及び格納容器再循環サンプスクリーンを使用した余熱除去ポンプによる低圧再循環を行う系統は，重大事故等が発生した場合でも，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用す
る設計とする。
電動補助給水ポンプ，タービン動補助給水ポンプ，復水タンク及び蒸気発牛器を使用した蒸気発牛器 2 次側による炉心冷却(注水)を行う系統は，重大事故等が発生した場合でも，設計基

31

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。電動補助給水ポンプ及びタービン動補助給水ポンプは，中央制御室の制御盤の操作スイッチでの操作が可能な設計とする。
主蒸気逃がし弁を使用した蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(蒸気放出)を行う系統は，重大事故等が発生した場合でも，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。主蒸気逃がし弁は，中央制御室の制御盤の操作スイッ
チでの操作が可能な設計とする。また，現場操作も可能となるように手動ハンドルを設け，現場で人力により確実に操作できる設計とする。
設備の相違

電動補助給水ポンプ，復水タンク及び蒸気発生器を使用した蒸気発生器 2 次側のフィードア
ンドブリードを行う系統は，重大事故等が発生した場合でも，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。
5.6.3 主要設備及び仕様
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備の主要設備及び仕様を第 5.6.1 表及び第 5.6.2 表に示す。
5.6.4 試験検査

5.9.3 主要設備及び仕様
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備の主要設備及び仕様を第 5.9－1 表及び第 5.9－2 表に示す。
5.9.4 試験検査

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

充てんポンプによる炉心注入に使用する充てんポンプ，燃料取替用水タンク及び再生熱交換

低圧代替注水系（常設）に使用する常設低圧代替注水系ポンプは，原子炉の運転中又は停止中 東二の記載方針として、検査実施

器は，他系統と独立した試験系統又は通常時の系統構成により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
充てんポンプは，分解が可能な設計とする。
燃料取替用水タンクは，ほう素濃度及び有効水量が確認できる設計とする。また，内部の確認が可能なように，マンホールを設ける設計とする。
再牛熱交換器は，応力腐食割れ対策，伝熱管の摩耗対策により健全性が確保でき，開放が不要な設計であることから，外観の確認が可能な設計とする。
B 格納容器スプレイポンプによる代替炉心注入に使用する B 格納容器スプレイポンプ，燃料取替用水タンク及び B 格納容器スプレイ冷却器は，他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
B 格納容器スプレイポンプは，分解が可能な設計とする。B 格納容器スプレイ冷却器は，内部の確認が可能なように，フランジを設ける設計とする。また，伝熱管の非破壊検査が可能なように，試験装置を設置できる設計とする。
常設電動注入ポンプによる代替炉心注入に使用する常設電動注入ポンプ，燃料取替用水タンに他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプは，原子炉の停止中に分解が可能な設計とする。
低圧代替注水系（可搬型）に使用する可搬型代替注水中型ポンプは，原子炉の運転中又は停止
中に他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプは，原子炉の運転中又は停止中にポンプの分解又は取替が可能な設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプは，原子炉の運転中又は停止中に車両として走行確認及び外観の確認が可能な設計とする。
低圧代替注水系（可搬型）に使用する可搬型代替注水大型ポンプは，原子炉の運転中又は停止
中に他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，原子炉の運転中又は停止中にポンプの分解又は取替が可能な設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，原子炉の運転中又は停止中に車両として走行確認及び外観の確認が可能な設計とする。

ク及び復水タンクは，他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有無の確認が代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却に使用する代替循環冷却系ポンプは，原子炉の停止可能な設計とする。また，試験系統に含まれない系統については，悪影響防止のため，放射性中に他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。

物質を含む系統と，含まない系統とを個別に通水及び漏えいの有無の確認が可能な設計とす

代替循環冷却系ポンプは，原子炉の停止中に分解が可能な設計とする。

32

時期を記載する赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所る。
常設電動注入ポンプは，分解が可能な設計とする。
復水タンクは，内部の確認が可能なように，マンホールを設ける設計とする。
可搬型ディーゼル注入ポンプによる代替炉心注入に使用する
可搬型ディー一ゼル注入ポンプ及び中間受槽は，他系統と独立した試験系統により機能・性能
及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
可搬型ディーゼル注入ポンプは，ポンプの分解又は取替が可能な設計とする。また，車両として運転状態の確認及び外観の確認が可能な設計とする。
中間受槽は，組立て及び水張りが可能な設計とする，
B 格納容器スプレイポンプによる代替再循環に使用する B 格納容器スプレイポンプ，格納容器再循環サンプ，格納容器再循環サンプスクリーン及び B 格納容器スプレイ冷却器は，格納容器再循環サンプ及び格納容器再循環サンプスクリーンを含まない循環ラインを用いて他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
格納容器再循環サンプ及び格納容器再循環サンプスクリーンは，外観の確認が可能な設計とする。
高圧注入ポンプによる高圧再循環に使用する高圧注入ポンプ，格納容器再循環サンプ及び格納容器再循環サンプスクリーンは，格納容器再循環サンプ及び格納容器再循環サンプスクリー
ンを含まない循環ラインを用いて他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有
無の確認が可能な設計とする。
高圧注入ポンプは，分解が可能な設計とする,
高圧注入ポンプによる炉心注入に使用する高圧注入ポンプ及び燃料取替用水タンクは，他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
B 充てんポンプによる代替炉心注入に使用する B 充てんポンプ，燃料取替用水タンク及び再生熱交換器は，他系統と独立した試験系統又は通常時の系統構成により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
B 高圧注入ポンプによる代替再循環に使用する B 高圧注入ポンプ，移動式大容量ポンプ車，格納容器再循環サンプ，格納容器再循環サンプスクリーン，A，B 海水ストレーナ及び A 原子炉
補機冷却水冷却器は，格納容器再循環サンプ及び格納容器再循環サンプスクリーンを含まない
循環ラインを用いて他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。また，試験系統に含まない系統については，悪影響防止のため，海水を含む
原子炉補機冷却海水系統と，海水を含まない原子炉補機冷却水系統とを個別に通水及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
移動式大容量ポンプ車は，ポンプの分解又は取替が可能な設計とする。また，車両として運転状態の確認及び外観の確認が可能な設計とする。
A，B 海水ストレーナは，差圧の確認が可能な設計とする。
また，内部の確認が可能なように，ボンネットを取り外すことができる設計とする。

33

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

A 原子炉補機冷却水冷却器は，内部の確認が可能なように，マンホールを設ける設計とする。
また，伝熱管の非破壊検査が可能なように，試験装置を設置できる設計とする。
格納容器スプレイに使用する格納容器スプレイポンプ，燃料取替用水タンク及び格納容器ス
プレイ冷却器は，他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
代替格納容器スプレイに使用する常設電動注入ポンプ，燃料取替用水タンク及び復水タンク
は，他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
また，試験系統に含まれない系統については，悪影響防止のため，放射性物質を含む系統と，含まない系統とを個別に通水及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
余熱除去ポンプによる炉心注入に使用する余熱除去ポンプ，燃料取替用水タンク及び余熱除去冷却器は，他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
余熱除去ポンプは，分解が可能な設計とする。
余熱除去冷却器は，内部の確認が可能なように，マンホールを設ける設計とする。また，伝熱管の非破壊検査が可能なように，試験装置を設置できる設計とする。
余熱除去ポンプによる低圧再循環に使用する余熱除去ポンプ，余熱除去冷却器，格納容器再循環サンプ及び格納容器再循環サンプスクリーンは，格納容器再循環サンプ及び格納容器再循
環サンプスクリーンを含まない循環ラインを用いて他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(注水)に使用する電動補助給水ポンプ，タービン動補助給水ポンプ，復水タンク及び蒸気発生器は，他系統と独立した試験系統又は通常時の系統構成に
より機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
電動補助給水ポンプ及びタービン動補助給水ポンプは，分解が可能な設計とする。
蒸気発生器は，内部の確認が可能なように，マンホールを設ける設計とする。また，伝熱管の非破壊検査が可能なように，試験装置を設置できる設計とする。
蒸気発生器 2 次側による炉心冷却(蒸気放出)に使用する主蒸気逃がし弁は，他系統と独立した試験系統又は通常時の系統構成により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
主蒸気逃がし弁は，分解が可能な設計とする。
蒸気発生器 2 次側のフィードアンドブリードに使用する電動補助給水ポンプ，復水タンク及び蒸気発生器は，他系統と独立した試験系統又は通常時の系統構成により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。

34

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

第 5.6.1 表 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備(常設)

第 5.9－1 表 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備（常設）の設備仕様の設備仕様(1) 常設低圧代替注水系ポンプ(1) 充てんポンプ

兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・原子炉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

・化学体積制御設備

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

・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

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備

型

式

うず巻式

台

数

3(代替炉心注入時は B 号機のみ使用)

型

式

ターボ形

容

量

約 45m3/h(1 台当たり)

個

数

2

最高使用圧力20.OMPa[gage]容量約 200m３／h／個

最高使用温度

95℃

全程

約 200m

揚約 1,770m

最高使用圧力3.14MPa［gage］

運 転 温 度

約 54℃

最高使用温度66℃

接液部材料

ステンレス鋼

材

炭素鋼

程

揚

料

(2) 燃料取替用水タンク
兼用する設備は以下のとおり,(2) 残留熱除去系ポンプ

・高圧注入系

兼用する設備は以下のとおり。

・低圧注入系・残留熱除去系

・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

・原了炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原了炉を冷却するための設備

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

・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

型

式

たて形電動うず巻式

・原子炉格納容器スプレイ設備

個

数

3

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

容量

約 1,690m3／h／個・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

全

程

約 85m

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

最高使用圧力3.50MPa[gage]・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

最高使用温度182℃

・火災防護設備

本 体 材 料

鋳鋼

型

式

たて置円筒型

基

数

1

容

量

揚

(3) 低圧炉心スプレイ系ポンプ
3

約 2,100m

兼用する設備は以下のとおり。

最高使用圧力大気圧・非常用炉心冷却系

最高使用温度

95℃

・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

35

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

3,100ppm 以上

型

式

たて形うず巻式

ステンレス鋼個数

1

設 置 高 さEL.0.0m

容量

約 1,440m３／h

距

約 70m(3 号炉心より)

全程

約 205m

ほう素濃度
材

料
離

(3) 再生熱交換器

揚最高使用圧力4.14MPa[gage]

最高使用温度100℃兼用する設備は以下のとおり,
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備(4) 残留熱除去系海水ポンプ

・化学体積制御設備

兼用する設備は以下のとおり。

・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・残留熱除去系型

式

横置 3 胴 U 字管式

・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

基

数

1

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

約 3.14MW

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

伝 熱 容 量
最高使用圧力型

式

たて形うず巻式

管側20.0MPa[gage]

個

数

4

胴

側

17.16MPa[gage]容量

約 886m３／h ／個

程

約 184m

最高使用温度

全

揚

管

側

343℃

最高使用圧力3.45MPa[gage]

胴

側

343℃

最高使用温度

38℃

材

料

管

側

ステンレス鋼

胴側ステンレス鋼(5) 残留熱除去系海水ストレーナ
兼用する設備は以下のとおり。
・残留熱除去系(4) 格納容器スプレイポンプ

・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兼用する設備は以下のとおり,

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

・原子炉格納容器スプレイ設備

型

式

円筒縦形

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

個

数

2

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

最高使用圧力3.45MPa[gage]・原了炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

最高使用温度38℃

・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

本 体 材 料ステンレス鋼・火災防護設備
型

式

うず巻式

台

数

2(代替炉心注入及び代替再循環時は B 号機のみ使用)

兼用する設備は以下のとおり。

容量

約 1,200m３/h(1 台当たり)

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

2.7MPa[gage]

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

最高使用圧力(6) 代替循環冷却系ポンプ36

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

最高使用温度150℃

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

揚約 175m・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

程

本 体 材 料ステンレス鋼

型

式

ターボ形

数

2（うち 1 は予備）

個

数

1／系統

兼用する設備は以下のとおり,

容量

約 250m３／h／個

・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

全程

約 120m・原子炉格納容器スプレイ設備

最高使用圧力3.45MPa[gage]

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

最高使用温度80℃

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

材

炭素鋼

系
(5) 格納容器スプレイ冷却器

統

揚

料

・原了炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
・火災防護設備(7) 緊急用海水ポンプ兼用する設備は以下のとおり。

型

式

横置 U 宇二管式

・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

基

数

2(代替炉心注入及び代替再循環時は B 号機のみ使用)

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

約 23.6MW(1 基当たり)・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

伝 熱 容 量
最高使用圧力・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

管側

2.7MPa[gage]

胴側1.4MPa[gage]

最高使用温度・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
型

式

ターボ形

個

数

2

量

約 844m３／h／個

程

約 130m

管

側

150℃

容

胴

側

95℃

全

材

料

揚

最高使用圧力2.45MPa[gage]

管

側ステンレス鋼最高使用温度

38℃

胴

側

炭素鋼

材

ステンレス鋼(6) 常設電動注入ポンプ

料(8) 緊急用海水ストレーナ

兼用する設備は以下のとおり,

兼用する設備は以下のとおり。

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

型

式

うず巻式

台

数

1

型

式

バスケット形ダブルストレーナ

容量約 150m3/h

個

数

1

揚

程

約 150m

最高使用圧力・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備

37

2.45MPa[gage]

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
本 体 材 料ステンレス鋼東海第二発電所
最高使用温度

38℃

本 体 材 料ステンレス鋼(7) 復水タンク
兼用する設備は以下のとおり,(9) 残留熱除去系熱交換器

・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兼用する設備は以下のとおり。

・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備・残留熱除去系

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

・2 次系補給水設備

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

・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

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

型

式

縦型Ｕチューブ式

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

基

数

2

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

伝 熱 容 量・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

最高使用圧力約 19.4×103kW／基 (原子炉停止時冷却モード)

型

式

たて置円筒型管側3.45 MPa[gage]

基

数

1

胴

側

3.45 MPa[gage]容量

約 1,200m3

最高使用温度本 体 材 料

炭素鋼

管

側

249℃

設 置 高 さEL.+11.3m

胴

側

249℃

距

約 40m(3 号炉心より)離材(8) 格納容器再循環サンプ

料
管

側

白銅管

胴

側

炭素鋼

兼用する設備は以下のとおり,
・高圧注入系(10) 代替淡水貯槽・低圧注入系

兼用する設備は以下のとおり。

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・原子炉格納容器スプレイ設備

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

・原了炉格納容器内の冷却等のための設備

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

型

式

プール形

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

材

料

鉄筋コンクリート・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

基

数

2

・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備(9) 格納容器再循環サンプスクリーン

個

数

1

兼用する設備は以下のとおり,

容量

約 5,000m３

・高圧注入系

最高使用圧力

38

静水頭

備考

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

・低圧注入系

最高使用温度66℃

・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

種

鉄筋コンクリート貯槽

類

・原子炉格納容器スプレイ設備
・原了炉格納容器内の冷却等のための設備(11) サプレッション・プール

・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備兼用する設備は以下のとおり。

型

式

ディスク型

・原子炉格納施設

容量

約 2,540m3/h(1 基当たり)

・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

最高使用温度

144℃

・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

材

料

ステンレス鋼・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

基

数

2

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備(10)高圧注入ポンプ

・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備兼用する設備は以下のとおり。
・高圧注入系

個

数

1

・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

容量

約 3,400m３

・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

最高使用圧力

0.62MPa〔gage〕

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

最高使用温度200℃

・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

材

炭素鋼

料

型

式

うず巻式

台

数

2(代替再循環時は B 号機のみ使用)

容量

約 320m3/h(1 台当たり)兼用する設備は以下のとおり。

最高使用圧力16.7MPa[gage]

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

最高使用温度

150℃

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

揚約 960m・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

程

接液部材料

ステンレス鋼(12)

西側淡水貯水設備

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備(11)海水ストレーナ・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兼用する設備は以下のとおり。

・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備

・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・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

・原子炉補機冷却海水設備

個

数

1

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

容量

約 5,000m３

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

最高使用圧力静水頭・原了炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

最高使用温度

66℃

・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

種

鉄筋コンクリート貯槽類

・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
型式

たて置円筒型

39

備考

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
基

数

最高使用圧力東海第二発電所

2(代替補機冷却時は A，B 号機のみ使用)
0.7MPa[gage]
約 1.25MPa[gage](重大事故等時における使用時の値)

最高使用温度50℃

本 体 材 料

炭素鋼

(12)原子炉補機冷却水冷却器兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉補機冷却水設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原了炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・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・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
型

式

横置直管式

基

数

1

伝 熱 容 量(代替補機冷却時は A 号機のみ使用)

約 19.2MW

最高使用温度
管

側

50℃

胴

側

95℃
約 175℃(重大事故等時における使用時の値)

最高使用圧力管側0.7MPa[gage]
約 1.25MPa[gage](重大事故等時における使用時の値)

胴

側

材

1.4MPa[gage]料

管側

アルミブラス

胴側炭素鋼(13)余熱除去ポンプ兼用する設備は以下のとおり。
・余熱除去設備・低圧注入系40

備考

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
型

式

うず巻式

台

数

2

容

量

約 680m3/h(1 台当たり)(余熱除去運転時)
約 1,020m3/h(1 台当たり)(安
全注入時及び再循環時)

最高使用圧力4.5MPa[gage]

最高使用温度200℃

揚約 107m(余熱除去運転時)

程約 91m(安全注入時及び再循環時)
本 体 材 料ステンレス鋼(14)余熱除去冷却器兼用する設備は以下のとおり。
・余熱除去設備・低圧注入系
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
型式 横置 U 宇管式
基数

伝 熱 容 量2
約 10.8MW(1 基当たり)最高使用圧力管側4.5MPa[gage]

胴側1.4MPa[gage]

最高使用温度
管側

200℃

胴側

95CC

材

料
管側

ステンレス鋼

胴側

炭素鋼(15)電動補助給水ポンプ
兼用する設備は以下のとおり。

41

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・給水設備
・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
型

式

うず巻式

台

数

2

容

量

約 140m i3/h(1 台当たり)

揚程

約 950m機

約 650kW(1 台当たり)

電動

本 体 材 料合金鋼(16)タービン動補助給水ポンプ
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・給水設備
・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
型式 うず巻式(蒸気加減弁付)
台

数

1

容

量

約 250m i3/h

揚程

約 950m

本 体 材 料

合金鋼(17)蒸気発生器兼用する設備は以下のとおり。
・1 次冷却設備(通常運転時等)
・1 次冷却設備(重大事故等時)
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
・原了炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原了炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・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

42

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
型

式

たて置 U 字管式熱交換器型

基

数

4

胴側最高使用圧力

東海第二発電所

8.17MPa [gage]
約 8.8MPa[gage](重大事故等時における使用時の値)

管側最高使用圧力17.16MPa [gage]
約 19.6MPa[gage](重大事故等時における使用時の値)

1 次冷却材流量

約 15,000t/h(1 基当たり)

主蒸気運転圧力(定格出力時) 約 6.03MPa[gage]

主蒸気運転温度(定格出力時) 約 277℃
蒸気発生量(定格出力時)

約 1,690t/h(1 基当たり)

出口蒸気湿分

0.25wt%以下

伝熱面積

約 4,870m2(1 基当たり)

伝

熱

管

本

数

3,382(1 基当たり)

外径

約 22,2mm

厚さ

約 1.3mm

上部

約 4.5m下部

約 3.4m

全

高

約 21m

胴部外径

材

料
本

体

低合金鋼及び低合金鍛鋼

伝 熱 管

ニッケル・クロム・鉄合金

管板肉盛り

ニッケル・クロム・鉄合金

水室肉盛り

ステンレス鋼(18)主蒸気逃がし弁
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・主蒸気系統設備
・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
型

式

空気作動式

個

数

4

43

備考

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
口

径

6B

容

量

約 177t/h(1 個当たり)最高使用圧力東海第二発電所

8.17MPa[gage]
約 8.8MPa[gage](重大事故等時における使用時の値)

最高使用温度

298℃
約 349℃(重大事故等時における使用時の値)

本 体 材 料

炭素鋼

44

備考

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

第 5.6.2 表 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備(可搬型)の設備仕様

5.9－2 表 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備（可搬型）の設備仕様(1) 可搬型ディーゼル注入ポンプ(3 号及び 4 号炉共用)兼用する設備は以下のとおり。

(1) 可搬型代替注水中型ポンプ

・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備兼用する設備は以下のとおり。

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・原子炉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

・発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

型
台

式
数

うず巻式

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

デイフユーザ式

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

2*1

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

*1

4
容

量

・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

約 150m3/h(1 台当たり)
3

約 150m /h(1 台当たり)
揚程・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

約 470m型

式

うず巻形

約 300m個

数4（予備 1）*1 保有台数を示す，組み合わせて必要台数は 4 台(予備 2容量

約 210m３／h／個

程

約 100m台)とする。
(2) 中間受槽(3 号及び 4 号炉共用)

全揚最高使用圧力1.4MPa[gage]

最高使用温度60℃兼用する設備は以下のとおり。
・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備(2) 可搬型代替注水大型ポンプ

・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兼用する設備は以下のとおり。

・発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備

・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・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

型

式

組立式水槽

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

個

数

4 (予備 1)

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

量

3

容

約 50m (1 個当たり)・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

最高使用圧力大気圧

・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

最高使用温度40℃

・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備(3) 移動式大容量ポンプ車(3 号及び 4 号炉共用)

型

式

うず巻形

兼用する設備は以下のとおり。

個

数2（予備 2※１）

・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備

容量

約 1,320m３／h／個

・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

全程

約 140m

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

最高使用圧力揚451.4MPa[gage]

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

最高使用温度・原了炉格納容器の過圧破損を防止するための設備※１「可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）」と兼用

・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
・発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
型

式

うず巻式

台

数

4*2

容

量

約 1,320m3/h(1 台当たり)

揚程

約 140m*2 保有台数を示す。必要台数は 2 台(予備 1 台)とする。

第5.9.1表 原子炉補機冷却水設備の設備仕様(1) 原子炉補機冷却水冷却器
型

式

横置直管式

基

数

2

伝 熱 容 量

約 19.2MW(1 基当たり)最高使用圧力管側0.7MPa [gage]

胴側1.4MPa [gage]

最高使用温度
管

側

50℃

胴

側

95℃

材

料
管

側

アルミブラス

胴側

炭素鋼(2) 原子炉補機冷却水ポンプ
型

式

うず巻式

台

数

4

容

量

約 1,700m3/h(1 台当たり)

揚

程

約 55m

本 体 材 料

炭素鋼

(3) 原子炉補機冷却水サージタンク
型

式

横置円筒型

基

数

1

容

量

約 8m3

46

60℃

備考

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
通常水容量約4m3

最高使用圧力

0.34MPa [gage]

最高使用温度

95℃

本 体 材 料

炭素鋼

東海第二発電所

47

備考玄海原子力発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

第 5.9-1 図 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系統概要
図（1）（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水）

48

備考

玄海原子力発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

可搬型代替注水中型ポンプによる原子炉注水時（高所西側接続口使用時）
第 5.9-2 図 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系統概要
図（2）（低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水）

49

備考

玄海原子力発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

第 5.9-3 図 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系統概要
図（3）（残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水）50

備考

玄海原子力発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

第 5.9-4 図 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系統概要
図（4）（残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱）

51

備考

玄海原子力発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

第 5.9－5 図 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系統概要
図（5）（低圧炉心スプレイ系による原子炉注水）52

備考玄海原子力発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

第 5.9－6 図 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系統概要
図（6）（代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却）53

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

54

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所55

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４７条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

56

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４８条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

5.10 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

5.10 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

5.10.1 概要

5.10.1

備考

概 要

設計基準事故対処設備が有する最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合において炉心の設計基準事故対処設備が有する最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損（ 炉心の著しい損傷が発生する前に生ずるものに限る。
） を防止

著しい損傷及び原子炉格納容器の破損（炉心の著しい損傷が発生する前に生ずるものに限る。
）を防止すするため、最終ヒートシンクへ熱を輸送するために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。

るため，最終ヒートシンクへ熱を輸送するために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の概略系統図を第 5.10.1 図から第 5.10.3 図に示す。

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の系統概要図を第 5.10－1 図から第 5.10－3 図に示す。

記載表現の相違（東二は「系統概要図）に統一）

5.10.2 設計方針

5.10.2

設計方針

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備のうち、最終的な熱の逃がし場へ熱を輸送するための設最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備のうち，最終的な熱の逃がし場へ熱を輸送するための設備として以下の重大事故防止設備（ 蒸気発生器２ 次側による炉心冷却（ 注水） 及び蒸気発生器２ 次備として重大事故等対処設備（残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱，残留熱除去系

設備の相違（技術的能力と整側による炉心冷却（ 蒸気放出）） 及び重大事故等対処設備（ 移動式大容量ポンプ車を用いたＡ 、Ｂ 格

（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール水の除熱，残留熱除去系（格納容器合）

納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却及び代替補機冷却） を設ける。

スプレイ冷却系）による原子炉格納容器内の除熱，残留熱除去系海水系による除熱，格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱，耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱，遠隔人力操作機構による現場操作，緊急用海水系による除熱）を設ける。

(1)

設備の相違（技術的能力と整設計基準事故対処設備を用いる設備

合）ａ．残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱
設計基準事故対処設備である残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）が健全であれば重大事故等対を SA として使用する。

処設備として使用する。
残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）については，「3.4

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」に示す。
ｂ．残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール水の除熱
設計基準事故対処設備である残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）が健全であれば重大事故等対処設備として使用する。
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）については，「3.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備」に示す。
ｃ．残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による原子炉格納容器内の除熱設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が健全であれば重大事故等対処設備として使用する。
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）については，「3.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備」に示す。
ｄ．残留熱除去系海水系による除熱
残留熱除去系海水系は，通常の原子炉停止時及び原子炉隔離時の崩壊熱及び残留熱の除去，原子炉
冷却材喪失時の炉心冷却を目的とし設置される残留熱除去系の残留熱除去系熱交換器に海水を送水するための設備である。

1

先行 BWR も DBA の残留熱除去系

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４８条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

海を水源とした残留熱除去系海水系は，残留熱除去系海水ポンプにて非常用取水設備である貯留堰，
取水路及び取水ピットを通じて海水を取水し，残留熱除去系海水ポンプ出口に設置される残留熱除去
系海水ストレーナにより異物を除去後，冷却水として残留熱除去系熱交換器に供給することで，サプ
レッション・プールを水源とした残留熱除去系（原子炉停止時冷却系，格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）で発生した熱を回収し，最終的な熱の逃がし場である海への熱の輸送が可能な設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・残留熱除去系海水ポンプ（5.4

残留熱除去系）・残留熱除去系海水ストレーナ（5.4
・残留熱除去系熱交換器（5.4・残留熱除去系ポンプ（5.4

残留熱除去系）

残留熱除去系）

残留熱除去系）

・サプレッション・プール（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
サプレッション・プール，残留熱除去系ポンプは，「5.11.2 (1) ａ.残留熱除去系（原子炉停止時冷却系）による原子炉除熱」，「5.11.2 (1) b. 残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール水の除熱」, 「5.11.2 (1) c. 残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による原子炉格納容器内の除熱」と同じである。
その他，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備の非常用ディーゼル発電機，非常用取水設備である貯留堰，取水路及び取水ピットを重大事故等対処設備として使用する。
（1） フロントライン系故障時に用いる設備(2) フロントライン系故障時に用いる設備

a. 蒸気発生器２ 次側による炉心冷却（注水）ａ．格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

設備の相違（技術的能力と整合）海水ポンプ、原子炉補機冷却水ポンプ又は原子炉補機冷却水冷却器の故障等により最終ヒートシンク

残留熱除去系ポンプの故障により最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合に，炉心へ熱を輸送する機能が喪失した場合を想定した重大事故防止設備（蒸気発生器２次側による炉心冷却（注の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するための重大事故等対処設備（格納容器圧力逃が先行 BWR も SA 設備として格納容水））として、給水設備のタービン動補助給水ポンプ及び電動補助給水ポンプ並びに２次系補給水設備のし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱）として格納容器圧力逃がし装置を使用する。

器圧力逃がし装置を設置する。

復水タンク並びに１次冷却設備の蒸気発生器を使用する。

格納容器圧力逃がし装置は，フィルタ装置（フィルタ容器，スクラビング水，金属フィルタ，よ

復水タンクを水源としたタービン動補助給水ポンプ及び電動補助給水ポンプは、蒸気発生器へ給水し、う素除去部），第一弁（Ｓ／Ｃ側），第一弁（Ｄ／Ｗ側），第二弁，第二弁バイパス弁及び圧力開放板

主蒸気逃がし弁を開操作することで、２次冷却系からの除熱により、最終的な熱の逃がし場への熱の輸で構成し，格納容器内雰囲気ガスを不活性ガス系及び耐圧強化ベント系を介して，フィルタ装置へ送ができる設計とする。電動補助給水ポンプは、代替電源設備である大容量空冷式発電機から給電でき導き，放射性物質を低減させた後に原子炉建屋原子炉棟屋上に設ける排気口を通して放出することる設計とする。

で，排気中に含まれる放射性物質の環境への放出量を抑制しつつ，原子炉格納容器内に蓄積した熱

具体的な設備は、以下のとおりとする。

を最終的な熱の逃がし場である大気へ輸送が可能な設計とする。

・タービン動補助給水ポンプ
・電動補助給水ポンプ
・復水タンク・蒸気発生器東二はよう素フィルタはフィル
タ装置に含まれる。

格納容器圧力逃がし装置を使用した場合に放出される放射性物質の放出量に対して，あらかじめ敷地境界での線量評価を行うこととする。
格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱については，
「9.7

原子炉格納

容器の過圧破損を防止するための設備」に示す。

・大容量空冷式発電機（10.2 代替電源設備）
b . 蒸気発生器２次側による炉心冷却（蒸気放出）
海水ポンプ、原子炉補機冷却水ポンプ又は原子炉補機冷却水冷却器の故障等により最終ヒートシンク

ｂ．耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱
残留熱除去系ポンプの故障により最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合に，炉心2

設備の相違（技術的能力と整合）赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４８条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

へ熱を輸送する機能が喪失した場合を想定した重大事故防止設備（蒸気発生器２次側による炉心冷却（蒸の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するための重大事故等対処設備（耐圧強化ベント系

先行 BWR も SA 設備として耐圧強気放出）） として、主蒸気系統設備の主蒸気逃がし弁を使用する。

による原子炉格納容器内の減圧及び除熱）として耐圧強化ベント系を使用する。

化ベント系を設置する。

耐圧強化ベント系は，第一弁（Ｓ／Ｃ側），第一弁（Ｄ／Ｗ側），耐圧強化ベント系一次隔離弁，

東二は非常用ガス処理系排気筒

耐圧強化ベント系二次隔離弁等で構成し，格納容器内雰囲気ガスを不活性ガス系及び原子炉建屋ガから排気する。
（先行 BWR は主排

具体的な設備は、以下のとおりとする。

ス処理系を介して，排気筒に隣接する非常用ガス処理系排気筒を通して放出することで，原子炉格

気筒から排出）・主蒸気逃がし弁

納容器内に蓄積した熱を最終的な熱の逃がし場である大気へ輸送が可能な設計とする。

主蒸気逃がし弁は、現場での人力による操作ができることで、２次冷却系からの除熱により、最終的な熱の逃がし場への熱の輸送ができる設計とする。

c. 移動式大容量ポンプ車を用いたＡ 、Ｂ格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却海水ポンプ又は原子炉補機冷却水ポンプの故障等により最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失

最終ヒートシンクへ熱を輸送する設備として使用する耐圧強化ベント系は，炉心損傷前に使用するため，排気中に含まれる放射性物質及び可燃性ガスは微量である。

した場合における１次冷却材喪失事象時を想定した重大事故等対処設備（移動式大容量ポンプ車を用い耐圧強化ベント系は，重大事故等時において，原子炉格納容器が負圧とならない設計とする。仮たＡ、Ｂ格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却） として、格納容器換気空調設備のうに，原子炉格納容器内にスプレイする場合においても，原子炉格納容器内圧力が既定の圧力まで減ち格納容器再循環装置のＡ、Ｂ格納容器再循環ユニット並びに移動式大容量ポンプ車、燃料油貯蔵タン

圧した場合には，原子炉格納容器へのスプレイを停止する運用とする。

ク、タンクローリ及び可搬型温度計測装置（格納容器再循環ユニット入口温度／出口温度（SA）用）を使用する。

耐圧強化ベント系の排出経路に設置する隔離弁（第一弁（Ｓ／Ｃ側），第一弁（Ｄ／Ｗ側），耐圧
強化ベント系一次隔離弁及び耐圧強化ベント系二次隔離弁）は電動弁とし，常設代替交流電源設備

海を水源とする移動式大容量ポンプ車は、Ａ、Ｂ海水ストレーナブロー配管に可搬型ホースを接続、である常設代替高圧電源装置又は可搬型代替交流電源設備である可搬型代替低圧電源車から給電又は海水母管戻り配管を取り外して可搬型ホースを接続し、原子炉補機冷却水系統を介して、Ａ、Ｂ格が可能な設計とするとともに，第一弁（Ｓ／Ｃ側），第一弁（Ｄ／Ｗ側）については，駆動部に遠納容器再循環ユニットへ海水を直接供給することで格納容器内自然対流冷却ができる設計とする。また、

隔人力操作機構を設け，原子炉建屋原子炉棟外から手動操作が可能な設計とする。

可搬型温度計測装置（ 格納容器再循環ユニット入口温度／ 出口温度（SA）用）は、Ａ、Ｂ格納容器再循環ユニット冷却水入口及び出口配管に取り付けられた検出器に接続し、冷却水温度を監視することにより、Ａ、Ｂ格納容器再循環ユニットを使用した格納容器内自然対流冷却の状態を確認できる設計とする。
移動式大容量ポンプ車の燃料は、燃料油貯蔵タンクよりタンクローリを用いて補給できる設計とする。
具体的な設備は、以下のとおりとする。
・Ａ、Ｂ格納容器再循環ユニット

耐圧強化ベント系は，原子炉格納容器のサプレッション・チェンバ側及びドライウェル側のいずれからも排気が可能な設計とする。
サプレッション・チェンバ側からの排気ではサプレッション・チェンバの水面からの高さを確保

東二のドライウェル床面は先行

し，ドライウェルからの排気ではドライウェル床面からの高さを確保するとともに燃料有効長頂部

BWR のダイヤフラムフロア面とよりも高い位置に接続箇所を設けることで，水没の悪影響を受けない設計とする。

同じ位置を示す。

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

・移動式大容量ポンプ車（３ 号及び４号炉共用）

具体的な設備は，以下のとおりとする。

東二は隔離弁を主要設備として・燃料油貯蔵タンク（重大事故等時のみ３号及び４号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・第一弁（Ｓ／Ｃ側）

整理している。
（先行 BWR は電源・タンクローリ（３号及び４号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・第一弁（Ｄ／Ｗ側）

のみ主要設備としている）

・可搬型温度計測装置（格納容器再循環ユニット入口温度／出口温度（SA）用）（３号及び４号炉共・耐圧強化ベント系一次隔離弁用）（6.4 計装設備（重大事故等対処設備））

・耐圧強化ベント系二次隔離弁

原子炉補機冷却海水設備を構成するＡ、Ｂ海水ストレーナ及び原子炉補機冷却水設備を構成するＡ原・常設代替高圧電源装置（10.2 代替電源設備）

子炉補機冷却水冷却器は、設計基準事故対処設備の一部を流路として使用することから、流路に係る機・可搬型代替低圧電源車（10.2 代替電源設備）

能について重大事故等対処設備としての設計を行う。その他、設計基準事故対処設備である原子炉格納その他，設計基準事故対処設備である原子炉格納施設の原子炉格納容器を重大事故等対処設備と施設の原子炉格納容器並びに非常用取水設備の取水口、取水管路及び取水ピットを重大事故等対処設備

して使用する。

として使用する。
d. 代替補機冷却

ｃ．遠隔人力操作機構による現場操作

海水ポンプ又は原子炉補機冷却水ポンプの故障等により最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱の第一弁（Ｓ／Ｃ側），第一弁

した場合を想定した重大事故等対処設備（代替補機冷却） として、移動式大容量ポンプ車、燃料油貯蔵（Ｄ／Ｗ側），第二弁及び第二弁バイパス弁の駆動源が喪失した場合においても，隔離弁に遠隔人力

3設備の相違（技術的能力と整合）
先行 BWR は，遠隔人力操作機構

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４８条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

タンク及びタンクローリを使用する。
海を水源とする移動式大容量ポンプ車は、Ａ、Ｂ海水ストレーナブロー配管に可搬型ホースを接続、又は海水母管戻り配管を取り外して可搬型ホースを接続することで、原子炉補機冷却水系統を介して、操作機構を設け人力により確実に操作可能とすることで，原子炉格納容器内に蓄積した熱を最終的に関する記載なし（東二は格納な熱の逃がし場である大気へ輸送が可能な設計とする。

容器圧力逃がし装置の遠隔人力

遠隔人力操作機構による現場操作については，「9.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するため

Ｂ高圧注入ポンプの補機冷却水系統へ海水を直接供給できる設計とする。

備考

操作を期待している）の設備」に示す。

移動式大容量ポンプ車の燃料は、燃料油貯蔵タンクよりタンクローリを用いて補給できる設計とする。
具体的な設備は、以下のとおりとする。
・移動式大容量ポンプ車（３号及び４号炉共用）
・燃料油貯蔵タンク（重大事故等時のみ３号及び４号炉共用）（10.2 代替電源設備）
・タンクローリ（３号及び４号炉共用）（10.2 代替電源設備）
原子炉補機冷却海水設備を構成するＡ、Ｂ海水ストレーナ及び原子炉補機冷却水設備を構成するＡ原
子炉補機冷却水冷却器は、設計基準事故対処設備の一部を流路として使用することから、流路に係る機能について重大事故等対処設備としての設計を行う。その他、設計基準事故対処設備である非常用取水設備の取水口、取水管路及び取水ピットを重大事故等対処設備として使用する。

（2） サポート系故障時に用いる設備
a. 蒸気発生器２次側による炉心冷却（注水）全交流動力電源が喪失した場合を想定した重大事故防止設備（蒸気発生器２次側による炉心冷却（注(3)サポート系故障時に用いる設備
設備の相違（技術的能力と整ａ．緊急用海水系による除熱
設計基準事故対処設備である残留熱除去系海水系の機能喪失又は全交流動力電源の喪失により

合）

水）
） は、
「5.10.2（1）a. 蒸気発生器２次側による炉心冷却（注水）」と同じである。

最終ヒートシンクへ熱を輸送できない場合を想定した重大事故等対処設備（緊急用海水系による除東二は，常設 SA の緊急用海水ポ

b. 蒸気発生器２次側による炉心冷却（蒸気放出）熱）として，緊急用海水系の緊急用海水ポンプ及び残留熱除去系熱交換器を使用する。

ンプを新たに設置する。

海を水源とした緊急用海水系は，緊急用海水ポンプにて非常用取水設備であるＳＡ用海水ピッ（先行 BWR は、可搬型の熱交換

気放出）
） は、
「5.10.2（1）b. 蒸気発生器２次側による炉心冷却（蒸気放出）」と同じである。

ト，海水引込み管，ＳＡ用海水ピット取水塔，緊急用海水取水管及び緊急用海水ポンプピットを器及びポンプを使用している）

c. 移動式大容量ポンプ車を用いたＡ、Ｂ格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却

通じて海水を取水し，緊急用海水ポンプ出口に設置される緊急用海水ストレーナにより異物を除去

全交流動力電源が喪失した場合を想定した重大事故防止設備（蒸気発生器２次側による炉心冷却（蒸全交流動力電源が喪失した場合における１次冷却材喪失事象時を想定した重大事故等対処設備（移動後，冷却水として残留熱除去系熱交換器に海水を供給することで，原子炉圧力容器又はサプレッシ式大容量ポンプ車を用いたＡ、Ｂ格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却） は、「5.

ョン・プールを水源とした残留熱除去系（原子炉停止時冷却系，格納容器スプレイ冷却系及びサプ

10 .2（1）c. 移動式大容量ポンプ車を用いたＡ、Ｂ格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流

レッション・プール冷却系）で発生した熱を回収し，最終的な熱の逃がし場である海への熱の輸送冷却」と同じである。

が可能な設計とする。

d. 代替補機冷却
全交流動力電源が喪失した場合を想定した重大事故等対処設備（代替補機冷却） は、「5.10.2（1）d.
代替補機冷却」と同じである。

緊急用海水ポンプは，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置から給電が可能な設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・緊急用海水ポンプ
・緊急用海水ストレーナ・残留熱除去系熱交換器（5.4・残留熱除去系ポンプ（5.4

残留熱除去系）

残留熱除去系）

・サプレッション・プール（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
・常設代替高圧電源装置（10.2 代替電源設備）
サプレッション・プール，残留熱除去系ポンプは，「5.11.2 (1) ａ.残留熱除去系（原子炉停止時

4

設備側資料においては，残留熱除去系ポンプの名称として（）で系
統名は付記しない（工認要目表記
載事項との整合を優先）。

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４８条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考冷却系）による原子炉除熱」，「5.11.2 (1) b. 残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール水の除熱」, 「5.11.2 (1) c. 残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による原子炉格納容器内の除熱」と同じである。

「5.11.2 (1)d. 残留熱除去系海水系による除熱」に使用する残留熱除去系熱交換器及び残留熱除緊急用海水ポンプは左記のとおり専用の海水取水路を有する。

去系海水ポンプは，設計基準事故対処設備であるとともに，重大事故等時においても使用するため，「1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針」に示す設計方針を適用する。ただし，多様性及び位置的分散を考慮すべき対象の設計基準事故対処設備はないことから，「1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針」のうち多様性及び位置的分散の設計方針は適用しない。
原子炉格納容器については，「9.1

原子炉格納施設 9.1.2

重大事故等時」に示す。

非常用ディーゼル発電機，常設代替高圧電源装置及び可搬型代替低圧電源車については，「10.2 代
大容量空冷式発電機、燃料油貯蔵タンク及びタンクローリについては、「10.2 代替電源設備」にて記載する。可搬型温度計測装置（格納容器再循環ユニット入口温度／出口温度（SA）用） については、「6.4

替電源設備」に示す。

非常用取水設備の貯留堰，取水路，取水ピット，ＳＡ用海水ピット，海水引込み管，ＳＡ用海計装設備（ 重大事故等対処設備）」にて記載する。原子炉格納施設の原子炉格納容器については、「9.1

水ピット取水塔，緊急用海水取水管及び緊急用海水ポンプピットについては，「10.8

原子炉格納施設 9.1.2 重大事故等時」にて記載する。非常用取水設備の取水口、取水管路及び取水ピッ

水設備 10.8.2 重大事故等時」に示す。

非常用取トについては、「10.8 非常用取水設備 10.8.2 重大事故等時」にて記載する。

5.10.2.1 多様性、位置的分散

5.10.2.1

多様性及び独立性，位置的分散

基本方針については、「1.1.7.1 多様性、位置的分散、悪影響防止等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

蒸気発生器２ 次側による炉心冷却に使用するタービン動補助給水ポンプ、電動補助給水ポンプ、復水

耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱は，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系，タンク、蒸気発生器及び主蒸気逃がし弁は、最終ヒートシンクへの熱の輸送で使用する海水ポンプ、原格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）及び残留熱除去系海水系と共通要因によ

子炉補機冷却水ポンプ及び原子炉補機冷却水冷却器に対して、多様性を持つ設計とする。

って同時に機能を損なわないよう，ポンプ及び熱交換器を使用せずに最終的な熱の逃がし場である大気タービン動補助給水ポンプは、蒸気駆動とすることにより、海水ポンプ、原子炉補機冷却水ポンプ及びディーゼル発電機に対して多様性を持った駆動源により駆動できる設計とする。

及びサプレッション・プール冷却系）及び残留熱除去系海水系に対して多様性を有する設計とする。
耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱に使用する第一弁（Ｓ／Ｃ側），第一弁（Ｄる設計とすることにより、海水ポンプ、原子炉補機冷却水ポンプ及びディーゼル発電機に対して多様性／Ｗ側），耐圧強化ベント系一次隔離弁及び耐圧強化ベント系二次隔離弁は，常設代替高圧電源装置又はを持った駆動源により駆動できる設計とする。

可搬型代替低圧電源車からの独立した電源供給ラインからの給電により中央制御室から遠隔操作を可能

ンプ及びディーゼル発電機に対して多様性を持った駆動源により駆動できる設計とする。

合）へ熱の輸送が可能な設計とすることで，残留熱除去系（原子炉停止時冷却系，格納容器スプレイ冷却系

電動補助給水ポンプは、ディーゼル発電機に対して多様性を持った大容量空冷式発電機から給電でき

主蒸気逃がし弁は、ハンドルを設けて人力操作とすることにより、海水ポンプ、原子炉補機冷却水ポ設備の相違（技術的能力と整とすることで，非常用ディーゼル発電機から給電する残留熱除去系（原子炉停止時冷却系，格納容器ス
プレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）及び残留熱除去系海水系に対して多様性を有する設

タービン動補助給水ポンプ、電動補助給水ポンプ、復水タンク及び主蒸気逃がし弁は、原子炉周辺建計とする。また，第一弁（Ｓ／Ｃ側）及び第一弁（Ｄ／Ｗ側）は，遠隔人力操作機構により原子炉建屋

屋内のディーゼル発電機と異なる区画に設置し、蒸気発生器は、原子炉格納容器内に設置する。これに原子炉棟外にて人力により確実に操作が可能な設計とすること，及び耐圧強化ベント系一次隔離弁及びより、ディーゼル発電機並びに屋外の海水ポンプ並びに原子炉補助建屋内の原子炉補機冷却水ポンプ及耐圧強化ベント系二次隔離弁は，駆動部にハンドルを設け設置場所にて人力により確実に操作が可能な 耐圧強化ベント系一次隔離弁及び耐び原子炉補機冷却水冷却器と位置的分散を図る設計とする。

設計とすることで，電動駆動に対して多様性を有する設計とする。

蒸気発生器２次側による炉心冷却に使用する重大事故防止設備の多様性及び系統の独立並びに位置的分散によって、海水ポンプ、原子炉補機冷却水ポンプ、原子炉補機冷却水冷却器及びディーゼル発電機を使用した設計基準事故対処設備に対して重大事故等対処設備としての独立性を持つ設計とする。

緊急用海水系による除熱に使用する緊急用海水ポンプは，常設代替高圧電源装置からの独立した電源供給ラインから給電することにより非常用ディーゼル発電機から給電する残留熱除去系海水ポンプに対5圧強化ベント系二次隔離弁は，操作環
境から，遠隔人力操作機構までは要しない。

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４８条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
移動式大容量ポンプ車を用いたＡ、Ｂ格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却及び代替補機冷却に使用する移動式大容量ポンプ車は、駆動源を空冷式のディーゼル駆動とすることで、最終ヒートシンクへの熱の輸送に使用する電動の海水ポンプ及び原子炉補機冷却水ポンプに対して、多様性

東海第二発電所

備考

して多様性を有する設計とする。
緊急用海水ポンプは，原子炉建屋に隣接する緊急用海水ポンプピット内に設置することにより屋外の海水ポンプ室に設置する残留熱除去系海水ポンプに対して位置的分散を図る設計とする。

を持つ設計とする。また、海水ポンプ及び原子炉補機冷却水ポンプの電源であるディーゼル発電機に対して、多様性を持つ設計とする。
Ａ、Ｂ格納容器再循環ユニットは、原子炉格納容器内に設置することで、屋外の海水ポンプ、原子炉
補助建屋内の原子炉補機冷却水ポンプ及び原子炉周辺建屋内のディーゼル発電機と位置的分散を図る設計とする。
移動式大容量ポンプ車は、３号炉の屋外の海水ポンプ、原子炉補助建屋内の原子炉補機冷却水ポンプ
及び原子炉周辺建屋内のディーゼル発電機並びに４号炉の屋外の海水ポンプ及び原子炉周辺建屋内の原
子炉補機冷却水ポンプ及びディーゼル発電機と離れた位置に分散して保管することで、位置的分散を図る設計とする。
移動式大容量ポンプ車の接続口は、屋外に２箇所設置する設計とする。
クラゲ等の海生生物からの影響に対し移動式大容量ポンプ車は、複数の取水箇所を選定できる設計とする。
電源設備の多様性、位置的分散については「10.2 代替電源設備」にて記載する。

5.10.2.2 悪影響防止

電源設備の多様性，位置的分散については，「10.2 代替電源設備」に示す。

5.10.2.2

悪影響防止

基本方針については、「1.1.7.1 多様性、位置的分散、悪影響防止等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

蒸気発生器２ 次側による炉心冷却（注水）に使用するタービン動補助給水ポンプ、電動補助給水ポン

耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱に使用する耐圧強化ベント系は，通常待機

プ、復水タンク及び蒸気発生器は、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等時は隔離弁により他の系統と隔離し，重大事故等時に弁操作により重大事故等対処設備としての系統構対処設備として使用することで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

成とすることで他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

蒸気発生器２次側による炉心冷却（蒸気放出）に使用する主蒸気逃がし弁は、設計基準対象施設とし設備の相違（技術的能力と整合）

緊急用海水系による除熱に使用する緊急用海水ポンプ，緊急用海水ストレーナ及び残留熱除去系熱交
残留熱除去系熱交換器は，残留熱除去て使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することで、他の設備に悪影響を及ぼ

換器は，通常待機時は隔離弁により他の系統と隔離し，重大事故等時に弁操作等により重大事故等対処 系（低圧注水系）としての待機状態。

さない設計とする。

設備としての系統構成とすることで他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

移動式大容量ポンプ車を用いたＡ、Ｂ格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却に使用

残留熱除去系海水系による除熱に使用する残留熱除去系海水ポンプ，残留熱除去系海水ストレーナ及するＡ、Ｂ格納容器再循環ユニット、Ａ、Ｂ海水ストレーナ及びＡ 原子炉補機冷却水冷却器は、弁操作

び残留熱除去系熱交換器は，設計基準事故対処設備として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対等によって、設計基準対象施設として使用する系統構成から重大事故等対処設備としての系統構成とす

処設備として使用することで他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

ることで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。移動式大容量ポンプ車を用いたＡ、Ｂ格納容器
再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却に使用する移動式大容量ポンプ車は、通常時に接続先の系統と分離された状態であること及び重大事故等時は重大事故等対処設備としての系統構成とすること
で、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また、移動式大容量ポンプ車より供給される海水を含
む系統と含まない系統を区分するため、通常時に原子炉補機冷却水系統と原子炉補機冷却海水系統をディスタンスピースで分離する設計とする。さらに、移動式大容量ポンプ車は、設置場所において車輪止めによって固定することで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
代替補機冷却に使用する移動式大容量ポンプ車は、通常時に接続先の系統と分離された状態であるこ6

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４８条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考と及び重大事故等時は重大事故等対処設備としての系統構成とすることで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。代替補機冷却に使用するＡ、Ｂ海水ストレーナ及びＡ原子炉補機冷却水冷却器は、弁操作等によって、設計基準対象施設として使用する系統構成から重大事故等対処設備としての系統構成とすることで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また、移動式大容量ポンプ車より供給される海水を含む系統と含まない系統を区分するため、通常時に原子炉補機冷却水系統と原子炉補機冷却海水系統をディスタンスピースで分離する設計とする。

5.10.2.3 容量等

5.10.2.3

容量等

基本方針については、「1.1.7.2 容量等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

蒸気発生器２次側による炉心冷却（注水）及び蒸気発生器２次側による炉心冷却（蒸気放出）として耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱に使用する耐圧強化ベント系は，原子炉停

使用するタービン動補助給水ポンプ、電動補助給水ポンプ、蒸気発生器及び主蒸気逃がし弁は、設計基止後約 28 時間後において原子炉格納容器内で発生する蒸気を排気し，その熱量分を除熱できる十分な

準事故時の蒸気発生器２次側による冷却機能と兼用しており、設計基準事故時に使用する場合のポンプ

排出流量を有する設計とする。

流量、伝熱容量及び弁放出流量が、炉心崩壊熱により加熱された１次冷却系統を冷却するために必要な緊急用海水系による除熱に使用する緊急用海水ポンプは，残留熱除去系海水ポンプが有する最終ヒー

ポンプ流量、伝熱容量及び弁放出流量に対して十分であるため、設計基準事故対処設備と同仕様で設計

トシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合であって，残留熱除去系ポンプが起動可能な状況において，する。

炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するために必要な海水を供給するポンプ流量を有す

蒸気発生器２次側による炉心冷却（注水） として使用する復水タンクは、蒸気発生器への給水量に対し、淡水又は海水を補給するまでの間、水源を確保できる十分なタンク容量を有する設計とする。

合）る設計とする。緊急用海水ポンプは，2 個を設置する設計とする。
緊急用海水系による除熱に使用する残留熱除去系ポンプ及び残留熱除去系熱交換器は，設計基準事故

格納容器内自然対流冷却として使用するＡ、Ｂ格納容器再循環ユニットは、重大事故等時に崩壊熱に時の残留熱除去系海水系の機能と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合のポンプ流量及び伝熱よる原子炉格納容器内の温度及び圧力の上昇に対して、格納容器再循環ユニットに海水を通水させるこ

容量が，原子炉格納容器内の温度及び圧力を低下させることができるポンプ流量及び伝熱容量に対してとで、格納容器再循環ユニットでの圧力損失を考慮しても原子炉格納容器内の温度及び圧力を低下させ十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。

ることができる伝熱容量を有する設計とする。

設備の相違（技術的能力と整残留熱除去系海水系による除熱に使用する残留熱除去系海水ポンプ及び残留熱除去系熱交換器は，設

移動式大容量ポンプ車は、重大事故等時において格納容器内自然対流冷却及び代替補機冷却として同計基準事故時の残留熱除去系海水系の機能と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合のポンプ流時に使用し、３号炉及び４号炉で同時使用した場合に必要なポンプ流量を有するものを１セット１台使量及び伝熱容量が原子炉格納容器内の温度及び圧力を低下させることができるポンプ流量及び伝熱容量用する。保有数は３号炉及び４号炉で２セット２台、故障時及び保守点検による待機除外時のバックアに対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。

ップ用として１台の合計３台（３号及び４号炉共用）を保管する。

5.10.2.4 環境条件等
基本方針については、「1.1.7.3 環境条件等」に示す。
タービン動補助給水ポンプ、電動補助給水ポンプ、復水タンク及び主蒸気逃がし弁は、原子炉周辺建
屋内に設置し、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
タービン動補助給水ポンプ及び電動補助給水ポンプの操作は中央制御室で可能な設計とする。主蒸気
逃がし弁の操作は設置場所で手動ハンドル操作により可能な設計とする。
蒸気発生器及びＡ、Ｂ格納容器再循環ユニットは、原子炉格納容器内に設置し、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
タービン動補助給水ポンプ、電動補助給水ポンプ、復水タンク、蒸気発生器及びＡ、Ｂ格納容器再循
環ユニットは、淡水だけでなく海水も使用することから、海水影響を考慮した設計とする。

5.10.2.4

環境条件等

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。
耐圧強化ベント系の第一弁（Ｓ／Ｃ側），第一弁（Ｄ／Ｗ側），耐圧強化ベント系一次隔離弁及び耐圧強化ベント系二次隔離弁は，原子炉建屋原子炉棟内に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮し設備の相違（技術的能力と整た設計とする。

合）第一弁（Ｓ／Ｃ側），第一弁（Ｄ／Ｗ側），耐圧強化ベント系一次隔離弁及び耐圧強化ベント系二次隔
離弁は，中央制御室から操作が可能な設計とする。また，第一弁（Ｓ／Ｃ側）及び第一弁（Ｄ／Ｗ側）
は，遠隔人力操作機構により原子炉建屋原子炉棟外にて人力により確実に操作が可能な設計とする。耐圧強化ベント系一次隔離弁及び耐圧強化ベント系二次隔離弁については，駆動部にハンドルを設置することにより設置場所にて人力により確実に操作が可能な設計とする。

7

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４８条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
移動式大容量ポンプ車は、屋外に保管及び設置し、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。操作は設置場所で可能な設計とする。また、使用時に海水を通水するため、海水影響を考慮した設計とし、海から直接取水する際の異物の流入防止を考慮した設計とする。

東海第二発電所

備考

緊急用海水ポンプ及び緊急用海水ストレーナは，緊急用海水ポンプピット内に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
緊急用海水ポンプ，緊急用海水ストレーナ及び残留熱除去系熱交換器は，使用時に海水を通水するた

Ａ、Ｂ海水ストレーナは、屋外に設置し、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

め耐腐食性材料を使用する。また，緊急用海水ポンプによる海水を送水する系統は，異物の流入防止を

プラント運転中は、残留熱除去

Ａ原子炉補機冷却水冷却器は、原子炉補助建屋内に設置し、重大事故等時における環境条件を考慮し考慮した設計とする。

系は待機状態であるため、通水た設計とする。
Ａ 、Ｂ 海水ストレーナ及びＡ 原子炉補機冷却水冷却器は、常時海水を通水するため耐腐食性材料を使用する設計とする。

緊急用海水ポンプは，中央制御室から操作が可能な設計とする。

しない。

残留熱除去系海水ポンプ及び残留熱除去系海水ストレーナは，屋外に設置し，重大事故等時における屋外の環境条件を考慮した設計とする。
残留熱除去系海水ポンプ，残留熱除去系海水ストレーナ及び残留熱除去系熱交換器は，使用時に海水を通水するため耐腐食性材料を使用する。また，残留熱除去系海水ポンプによる海水を送水する系統は，異物の流入防止を考慮した設計とする。
残留熱除去系海水ポンプは，中央制御室から操作が可能な設計とする。
残留熱除去系熱交換器は，原子炉建屋原子炉棟内に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

5.10.2.5 操作性の確保

5.10.2.5

操作性の確保基本方針については、「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

タービン動補助給水ポンプ、電動補助給水ポンプ、復水タンク及び蒸気発生器を使用した蒸気発生器

耐圧強化ベント系を使用する原子炉格納容器内の減圧及び除熱において操作が必要な隔離弁（第一弁

２次側による炉心冷却（注水） を行う系統は、重大事故等が発生した場合でも、設計基準対象施設とし（Ｓ／Ｃ側），第一弁（Ｄ／Ｗ側），耐圧強化ベント系一次隔離弁及び耐圧強化ベント系二次隔離弁）は， 設備の相違（技術的能力と整て使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。タービン動補助給水

中央制御室の制御盤のスイッチにより操作が可能なほか，第一弁（Ｓ／Ｃ側）及び第一弁（Ｄ／Ｗ側）

ポンプ及び電動補助給水ポンプは、中央制御室の制御盤の操作スイッチでの操作が可能な設計とする。

は，遠隔人力操作機構を設置することにより操作場所は，原子炉建屋原子炉棟外とし，必要に応じて遮主蒸気逃がし弁を使用した蒸気発生器２次側による炉心冷却（蒸気放出）を行う系統は、重大事故等

蔽材を設置することで，確実に人力による操作が可能な設計とする。耐圧強化ベント系一次隔離弁及びが発生した場合でも、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備とし耐圧強化ベント系二次隔離弁については，必要に応じて遮蔽材を設置することで，設置場所にて確実にて使用する設計とする。また、主蒸気逃がし弁は、現場操作が可能となるように手動ハンドルを設け、人力による操作が可能な設計とする。

現場で人力により確実に操作できる設計とする。
Ａ、Ｂ格納容器再循環ユニット、移動式大容量ポンプ車、Ａ、Ｂ海水ストレーナ及びＡ原子炉補機冷却水冷却器を使用した、移動式大容量ポンプ車を用いたＡ、Ｂ格納容器再循環ユニットによる格納容器

緊急用海水ポンプ，緊急用海水ストレーナ及び残留熱除去系熱交換器を使用する緊急用海水系による除熱を行う系統は，重大事故等時において，通常待機時の系統から弁操作等にて速やかに系統構成が可能な設計とする。

内自然対流冷却を行う系統は、重大事故等が発生した場合でも、通常時の系統から弁操作等にて速やか

緊急用海水ポンプは，中央制御室の操作盤のスイッチにより操作が可能な設計とする。

に切替えできる設計とする。切替えに伴うディスタンスピースの取替作業については、一般的に使用さ残留熱除去系海水ポンプ，残留熱除去系海水ストレーナ及び残留熱除去系熱交換器を使用する残留熱れる工具を用いて確実に取替えが可能な設計とする。
移動式大容量ポンプ車は、車両として移動可能な設計とするとともに、車輪止めを積載し、設置場所

合）除去系海水系による除熱を行う系統は，重大事故等時において，設計基準事故対処設備として使用する
場合と同じ系統構成で使用する設計とする。

にて固定できる設計とする。
移動式大容量ポンプ車とＡ、Ｂ海水ストレーナブロー配管及び海水母管戻り配管側フランジとの接続口についてはフランジ接続とし、嵌合構造により可搬型ホースを確実に接続できる設計とする。接続口
は、３号炉及び４号炉とも同一形状の設計とする。Ａ、Ｂ海水ストレーナブロー配管及び海水母管戻り
配管側フランジは、一般的に使用される工具を用いて確実に取替えが可能な設計とする。移動式大容量8本来の目的で使用するため切替えではなく系統構成とする。

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４８条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

ポンプ車は、付属の操作スイッチにより現場での操作が可能な設計とする。
移動式大容量ポンプ車、Ａ、Ｂ海水ストレーナ及びＡ原子炉補機冷却水冷却器を使用した代替補機冷却を行う系統は、重大事故等が発生した場合でも、通常時の系統から弁操作等にて速やかに切替えできる設計とする。
Ｂ高圧注入ポンプ冷却水戻り配管とＢ原子炉補機冷却水冷却器海水出口配管との接続口についてはフランジ接続とし、一般的に使用される工具を用いて可搬型ホースを確実に接続できる設計とする。接続口は、３号炉及び４号炉とも同一形状の設計とする。

5.10.3 主要設備及び仕様
最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の主要設備及び仕様を第 5.10.1 表及び第 5.10.2 表に示

5.10.3

主要設備及び仕様

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の主要設備及び仕様を第 5.11－1 表に示す。

す。
5.10.4 試験検査

5.10.4

試験検査

基本方針については、「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

蒸気発生器２ 次側による炉心冷却(注水)に使用するタービン動補助給水ポンプ、電動補助給水ポン

耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱に使用する耐圧強化ベント系に使用する第プ、復水タンク及び蒸気発生器は、他系統と独立した試験系統又は通常時の系統構成により機能・性能

一弁（Ｓ／Ｃ側），第一弁（Ｄ／Ｗ側），耐圧強化ベント系一次隔離弁及び耐圧強化ベント系二次隔離弁

合）及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。

は，原子炉の停止中に開閉動作確認及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。

試験検査の実施時期の明確化

タービン動補助給水ポンプ及び電動補助給水ポンプは、分解が可能な設計とする。
復水タンクは、内部の確認が可能なように、マンホールを設ける設計とする。

第一弁（Ｓ／Ｃ側），第一弁（Ｄ／Ｗ側），耐圧強化ベント系一次隔離弁及び耐圧強化ベント系二次隔
離弁は，原子炉の停止中に分解が可能な設計とする。

設備の相違（技術的能力と整（先行 BWR に実施時期の記載あり）

蒸気発生器は、内部の確認が可能なように、マンホールを設ける設計とする。また、伝熱管の非破壊検査が可能なように、試験装置を設置できる設計とする。
蒸気発生器２次側による炉心冷却(蒸気放出)に使用する主蒸気逃がし弁は、他系統と独立した試験系
統又は通常時の系統構成により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
主蒸気逃がし弁は、分解が可能な設計とする。
移動式大容量ポンプ車を用いたＡ、Ｂ格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却に使用
するＡ、Ｂ格納容器再循環ユニット、移動式大容量ポンプ車、Ａ、Ｂ海水ストレーナ及びＡ原子炉補機

緊急用海水系による除熱に使用する緊急用海水ポンプ，緊急用海水ストレーナ及び残留熱除去系熱交換器は，原子炉の停止中に試験系統により機能・性能及び漏えいの確認が可能な設計とする。
緊急用海水ポンプは，原子炉の停止中に分解が可能な設計とする。
緊急用海水ストレーナは，原子炉の停止中に差圧の確認が可能な設計とする。

原子炉の運転時は当該系統は待機状
態につき，ストレーナ差圧は，原子炉緊急用海水ストレーナは，原子炉の停止中に内部の確認が可能なようにボンネットを取り外すことがの停止中の機能・性能の確認において確認する。
可能な設計とする。

冷却水冷却器は、他系統と独立した試験系統又は通常時の系統構成により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。また、試験系統に含まれない系統については、悪影響防止のため、海水を残留熱除去系海水系による除熱に使用する残留熱除去系海水ポンプ，残留熱除去系海水ストレーナ及含む原子炉補機冷却海水系統と、海水を含まない原子炉補機冷却水系統とを個別に通水及び漏えいの有び残留熱除去系熱交換器は，原子炉の運転中又は停止中に試験系統により機能・性能及び漏えいの有無

無の確認が可能な設計とする。

の確認が可能な設計とする。

Ａ、Ｂ格納容器再循環ユニットは、内部の確認が可能なように、点検口を設ける設計とする。

残留熱除去系海水ポンプは，原子炉の停止中に分解が可能な設計とする。

移動式大容量ポンプ車は、ポンプの分解又は取替が可能な設計とする。また、車両として運転状態の残留熱除去系海水ストレーナは，原子炉の運転中又は停止中に差圧の確認が可能な設計とする。

確認及び外観の確認が可能な設計とする。
Ａ、Ｂ海水ストレーナは、差圧の確認が可能な設計とする。また、内部の確認が可能なように、ボン

原子炉の運転時は当該系統は待機状
態であるが，定期的な試験時にストレ残留熱除去系海水ストレーナは，原子炉の停止中に内部の確認が可能なようにボンネットを取り外す ーナ差圧を確認可能な設計とする。

ことが可能な設計とする。

ネットを取り外すことができる設計とする。
Ａ原子炉補機冷却水冷却器は、内部の確認が可能なように、マンホールを設ける設計とする。また、伝熱管の非破壊検査が可能なように、試験装置を設置できる設計とする。

残留熱除去系熱交換器は，原子炉の停止中に内部の確認が可能なようにマンホールを設ける設計とする。

9赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４８条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所
残留熱除去系熱交換器は，原子炉の停止中に伝熱管の非破壊検査が可能なように試験装置の設置が可

代替補機冷却に使用する移動式大容量ポンプ車、Ａ、Ｂ海水ストレーナ及びＡ原子炉補機冷却水冷却器は、他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。また、能な設計とする。

試験系統に含まれない系統については、悪影響防止のため、海水を含む原子炉補機冷却海水系統と、海水を含まない原子炉補機冷却水系統とを個別に通水及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。

第 5.10.1 表 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備（常設）の設備仕様（1） タービン動補助給水ポンプ

第 5.10－1 表(1)

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備（常設）の設備仕様

格納容器圧力逃がし装置兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

・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

・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

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

ａ．フィルタ装置

・給水設備

放射性物質除去性能

・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

エアロゾル

99.9%以上（スクラビング水及び金属フィルタ）型式 うず巻式（ 蒸気加減弁付）

無機よう素

99%以上（スクラビング水及びよう素除去部）

台数 １

有機よう素

98%以上（よう素除去部）

容量 約 2 5 0 m ３ ／ h個

１

揚程 約 9 5 0 m

最高使用圧力

0.62MPa[gage]

本体材料 合金鋼

最高使用温度

200℃

材

ステンレス鋼（2） 電動補助給水ポンプ

数

料

ｂ．第一弁（Ｓ／Ｃ側）

兼用する設備は以下のとおり。

型

式

電気作動

・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

個

数

1

・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

最高使用圧力

0.62MPa[gage]

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

最高使用温度

200℃

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

材

ステンレス鋼・給水設備

料

ｃ．第一弁（Ｄ／Ｗ側）

・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

型

式

電気作動

型式 うず巻式

個

数

1

台数 ２

最高使用圧力

0.62MPa[gage]

容量 約 1 4 0 m ３ ／ h（ １ 台当たり）最高使用温度

200℃

揚程 約 9 5 0 m

材

料

ステンレス鋼

型

式

電気作動

個

数

1

電動機 約 6 5 0 k W（ １ 台当たり）
本体材料 合金鋼

ｄ．第二弁

最高使用圧力10

0.62MPa[gage]

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４８条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所（3） 復水タンク

最高使用温度

200℃兼用する設備は以下のとおり。

材

ステンレス鋼料

ｅ．第二弁バイパス弁

・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

型

式

電気作動

・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

個

数

1

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

最高使用圧力

0.62MPa[gage]・２ 次系補給水設備

最高使用温度

200℃

・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

材

ステンレス鋼・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

料

ｆ．第二操作室遮蔽

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

材

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

遮

蔽

料

鉄筋コンクリート厚1,200mm 以上（フィルタ装置上流配管が敷設される側の遮蔽）・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

400mm 以上（上記以外の遮蔽）型式 たて置円筒型

ｇ．第二操作室空気ボンベユニット（空気ボンベユニット）

基数 １

個

数

17（予備 7）

容量 約 1 , 2 0 0 m ３

容量

約 47L／本数

1

本体材料 炭素鋼

ｈ．差圧計

設置高さ E L .＋ 1 1 . 3 m

個

距離 約 4 0 m（ ３ 号炉心より）ｉ．遠隔人力操作機構
個（4） 蒸気発生器

数4ｊ．圧力開放板兼用する設備は以下のとおり。

型

式

引張型ラプチャーディスク

・１ 次冷却設備（ 通常運転時等）

個

数

1

・１ 次冷却設備（ 重大事故等時）

最高使用圧力

0.08MPa[gage]

・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

最高使用温度

200℃

・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

材

ステンレス鋼料

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備(2)

耐圧強化ベント系

・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兼用する設備は以下のとおり。

型式 たて置Ｕ 字管式熱交換器型

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

基数 ４・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

胴側最高使用圧力 8 . 17 M Pa［ ga g e］

系

約 8 . 8 M P a［ g a ge］（ 重大事故等時における使用時の値）

系統設計流量管側最高使用圧力 1 7 .1 6 MP a［ g a ge］

ａ．第一弁（Ｓ／Ｃ側）

統数

1
約 48,000kg／h

約 1 8 . 9 M P a［ g a g e］
（ 重大事故等時における使用時の値）

型

式

電気作動

１次冷却材流量 約 1 5 , 0 0 0 t／ h（ １ 基当たり）

個

数

1

主蒸気運転圧力（定格出力時） 約 6 . 0 3 M P a［ g a g e］

最高使用圧力11

0.62MPa[gage]

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４８条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

主蒸気運転温度（定格出力時） 約 2 77℃

最高使用温度

200℃

蒸気発生量（ 定格出力時） 約 1 , 6 9 0 t／ h（ １ 基当たり）材

ステンレス鋼ｂ．第一弁（Ｄ／Ｗ側）

出口蒸気湿分 0 . 2 5 w t％ 以下
２

料

型

式

電気作動

伝熱管

個

数

1

本数 3 , 3 8 2（ １ 基当たり）最高使用圧力

0.62MPa[gage]

外径 約 2 2 . 2 m m

最高使用温度

200℃

厚さ 約 1 . 3 m m

材

ステンレス鋼

伝熱面積 約 4 , 8 7 0 m（ １ 基当たり）料

ｃ．耐圧強化ベント系一次隔離弁

胴部外径
上部 約 4 . 5 m

型

式

電気作動

下部 約 3 . 4 m

個

数

1

全高 約 2 1 m

最高使用圧力

0.62MPa[gage]

材料

最高使用温度

200℃

本体 低合金鋼及び低合金鍛鋼材

ステンレス鋼料

ｄ．耐圧強化ベント系二次隔離弁

伝熱管 ニッケル・クロム・鉄合金
管板肉盛り ニッケル・クロム・鉄合金

型

式

電気作動

水室肉盛り ステンレス鋼

個

数

1

最高使用圧力

0.62MPa[gage]（5） 主蒸気逃がし弁

最高使用温度

200℃兼用する設備は以下のとおり。

材

ステンレス鋼料

・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備(3)

緊急用海水ポンプ

・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兼用する設備は以下のとおり。

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

・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

・主蒸気系統設備

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

・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

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

型式 空気作動式

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

個数 ４・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備

口径 ６ B

型

式

ターボ形

容量 約 1 7 7 t／ h（ １ 個当たり）

個

数

2

最高使用圧力 8 . 1 7 M P a［ g a g e］

容量

約 844m３／h／個

約 8 . 8 M P a［ g a ge］（ 重大事故等時における使用時の値）

全程

約 130m

最高使用温度 2 9 8℃

最高使用圧力2.45MPa[gage]

約 3 4 6℃ （ 重大事故等時における使用時の値）

最高使用温度38℃

本体材料 炭素鋼

本 体 材 料ステンレス鋼揚12

備考

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４８条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉（6） 格納容器再循環ユニット

東海第二発電所(4)

緊急用海水ストレーナ

兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

・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

・格納容器換気空調設備

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

型式 原子炉補機冷却水冷却コイル内蔵型

・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備

基数 ２ （ 格納容器内自然対流冷却時はＡ 、Ｂ 号機のみ使用）

型

式

バスケット形ダブルストレーナ

伝熱容量 約 1 3 . 0 M W（ １ 基当たり）

個

数

1

最高使用温度

最高使用圧力2.45MPa[gage]

管側 約 1 75℃

最高使用温度

38℃

最高使用圧力本 体 材 料ステンレス鋼

管側 1 . 4 M P a［ g a g e］
(5)

残留熱除去系海水ポンプ（7） 海水ストレーナ

兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・残留熱除去系

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・原子炉補機冷却海水設備

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

型

式

たて形うず巻式

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

個

数

4

・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

容量

約 886m３／h ／個・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

全程

約 184m型式 たて置円筒型

最高使用圧力3.45MPa[gage]

基数 ２ （ 格納容器内自然対流冷却及び代替補機冷却時はＡ 、Ｂ 号機のみ使用）

最高使用温度

38℃

最高使用圧力 0.7MPa［ gage］

本 体 材 料鋳鋼

揚約 1.25MPa［ gage］（重大事故等時における使用時の値）
最高使用温度 5 0℃
本体材料 炭素鋼(6)

残留熱除去系海水ストレーナ
兼用する設備は以下のとおり。
・残留熱除去系（8） 原子炉補機冷却水冷却器

・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兼用する設備は以下のとおり。

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・原子炉格納容器内の冷却等のための設

・原子炉補機冷却水設備

型

式

円筒縦形

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

個

数

2

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

最高使用圧力13

3.45MPa[gage]

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４８条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

最高使用温度

38℃

・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

本 体 材 料ステンレス鋼・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備(7)

型式 横置直管式

残留熱除去系熱交換器

基数 １ （ 格納容器内自然対流冷却及び代替補機冷却時はＡ 号機のみ使用）

兼用する設備は以下のとおり。

伝熱容量 約 1 9 . 2 M W

・残留熱除去系

最高使用温度・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

管側 5 0℃

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

胴側 9 5℃

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

約 1 7 5℃ （ 重大事故等時における使用時の値）

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

最高使用圧力型

式

縦型Ｕチューブ式

管側 0 . 7 M P a［ g a g e］

基

数

2

約 1 . 2 5 M P a［ g a g e］
（ 重大事故等時における使用時の値）

伝 熱 容 量

胴側 1 . 4 M P a［ g a g e］

最高使用圧力約 19.4×10３kW ／個 (原子炉停止時冷却モ-ド)

材料

管

側

3.45MPa[gage]

管側 アルミブラス

胴側3.45MPa[gage]

胴側 炭素鋼最高使用温度

第 5.10.2 表 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備（ 可搬型） の設備仕様（1） 移動式大容量ポンプ車（ ３ 号及び４ 号炉共用）

管

側

249℃

胴

側

249℃

材

料
管

側

白銅管

胴

側

炭素鋼

兼用する設備は以下のとおり。
・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備(8) 残留熱除去系ポンプ

・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兼用する設備は以下のとおり。

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備・残留熱除去系

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

・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

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

・発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備

型

式

たて形電動うず巻式

・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

個

数

3

型式 うず巻式容量

約 1,690m３／h／個

程

約 85m

台数 ４ ＊ １

全３

揚最高使用圧力3.50MPa[gage]

揚程 約 1 4 0 m

最高使用温度

182℃＊ １ 保有台数を示す。必要台数は２ 台（ 予備１ 台） とする。

本 体 材 料

鋳鋼

容量 約 1 , 3 2 0 m／ h（ １ 台当たり）14

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４８条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所(9) サプレッション・プール
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉格納施設
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
個

数

1

容

量

約 3,400m３

最高使用圧力

0.62MPa〔gage〕

最高使用温度

200℃

材

炭素鋼

料

15

備考

玄海原子力発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第４８条 】
東海第二発電所

備考

ウエットウェルベント時の系統状態を示す。

玄海原子力発電所 ３／４号炉

第 5.10－1 図

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

系統概要図（1）（格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱）

16

玄海原子力発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第４８条 】
東海第二発電所

備考

ウエットウェルベント時の系統状態を示す。

玄海原子力発電所 ３／４号炉

第 5.10－2 図

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

系統概要図（2）（耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱）

17

玄海原子力発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第４８条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

残留熱除去系海水系Ａ系通水時を示す。

第 5.10－3 図

最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

系統概要図（3）（緊急用海水系による冷却水（海水）の確保）

18

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

9.5 原子炉格納容器内の冷却等のための設備

9.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備

9.5.1 概 要

9.6.1 概 要

設計基準事故対処設備が有する原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合において炉心の著

設計基準事故対処設備が有する原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な重大事故等

しい損傷を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。また，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の対処設備を設置及び保管する。また，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるため破損を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。

に必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。

原子炉格納容器内の冷却等のための設備の概略系統図を第 9.5.1 図から第 9.5.6 図に示す。

原子炉格納容器内の冷却等のための設備の系統概要図を第 9.6－1 図から第 9.6－6 図に示す。

備考

記載表現の相違（東二は「系統概要図）に統一）

9.5.2 設計方針

9.6.2 設計方針
(1) 設計基準事故対処設備を使用した設備
設計基準事故対処設備が健全な場合における原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させる

東二は、技術的能力に合わせ、DBA 設備が健全な場合の対応をための重大事故等対処設備（残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による原子炉格納容器内 最初に記載する方針とする。先「9.5.2(2) 原子炉格の除熱及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール水の 行 PWR は，納容器内の冷却機能が喪失して除熱）を設ける。

いない場合における原子炉格納
ａ．残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による原子炉格納容器内の除熱

容器内の圧力及び温度低下」に

設計基準事故対処設備である残留熱除去系ポンプ及びサプレッション・プールによる原子炉 記載している。
格納容器内の除熱機能が健全な場合の重大事故等対処設備（残留熱除去系（格納容器スプレイ 設備の相違。
冷却系）による原子炉格納容器内の除熱）として残留熱除去系ポンプ，サプレッション・プー （先行 BWR 及び技術的能力とのル及び残留熱除去系熱交換器並びに残留熱除去系海水ポンプを使用する。
サプレッション・プールを水源とする残留熱除去系ポンプは，残留熱除去系熱交換器を介してサプレッション・プール水を除熱し，原子炉格納容器内にあるスプレイヘッダよりドライウ
ェル内及びサプレッション・チェンバ内にスプレイ可能な設計とする。
海を水源とした残留熱除去系海水ポンプは，非常用取水設備である貯留堰，取水路及び取水ピットを通じて取水した海水をポンプ出口に設置される残留熱除去系海水ストレーナにより異物を除去後，冷却水として残留熱除去系熱交換器に供給可能な設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・残留熱除去系ポンプ（5.4

残留熱除去系）・残留熱除去系熱交換器（5.4 残留熱除去系）
・サプレッション・プール（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
・残留熱除去系海水ポンプ（5.4 残留熱除去系）
・残留熱除去系海水ストレーナ（5.4 残留熱除去系）
その他，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備の非常用ディーゼル発電機，原子炉格納施設の原子炉格納容器，非常用取水設備の貯留堰，取水路及び取水ピットを重大事故等対処設備として使用する。

1

整合）

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

ｂ．残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール水の除熱
設計基準事故対処設備である残留熱除去系ポンプ及びサプレッション・プールによる原子炉
格納容器内の除熱機能が健全な場合の重大事故等対処設備（残留熱除去系（サプレッション・ 設備の相違。
プール冷却系）によるサプレッション・プール水の除熱）として残留熱除去系ポンプ，サプレ （先行 BWR 及び技術的能力とのッション・プール，残留熱除去系熱交換器及び残留熱除去系海水ポンプを使用する。

整合）

サプレッション・プールを水源とする残留熱除去系ポンプは，残留熱除去系熱交換器によりサプレッション・プール水を除熱し，残留熱除去系を介して，サプレッション・プールに戻す
設計とする。
海を水源とした残留熱除去系海水ポンプは，非常用取水設備である貯留堰，取水路及び取水ピットを通じて取水した海水をポンプ出口に設置される残留熱除去系海水ストレーナにより異物を除去後，冷却水として残留熱除去系熱交換器に供給可能な設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・残留熱除去系ポンプ（5.4

残留熱除去系）・残留熱除去系熱交換器（5.4 残留熱除去系）
・サプレッション・プール（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
・残留熱除去系海水ポンプ（5.4 残留熱除去系）
・残留熱除去系海水ストレーナ（5.4 残留熱除去系）
その他，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備の非常用ディーゼル発電機，原子炉格納施設の原子炉格納容器，非常用取水設備の貯留堰，取水路及び取水ピットを重大事故等対処設備として使用する。
(1) 炉心の著しい損傷防止のための原子炉格納容器内冷却に用いる設備(2) 炉心の著しい損傷防止のための原子炉格納容器内冷却に用いる設備

原子炉格納容器内の冷却等のための設備のうち，炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉格

原子炉格納容器内の冷却等のための設備のうち，炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉格

納容器内の圧力及び温度を低下させるための設備として以下の重大事故等対処設備(A，B 格納容器

納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な設備として重大事故等対処設備（代替循環冷

再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却，代替格納容器スプレイ及び移動式大容量ポンプ

却系による原子炉格納容器内の除熱，代替循環冷却系によるサプレッション・プール水の除熱， 的能力との整合）車を用いた A，B 格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却)を設ける。

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器内の冷却，代替格納容器スプレイ冷設備の相違（先行 BWR 及び技術

却系（可搬型）による原子炉格納容器内の冷却（淡水／海水），残留熱除去系（格納容器スプレイ
冷却系）復旧後の原子炉格納容器内の除熱及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）
復旧後のサプレッション・プール水の除熱）を設ける。
a.

フロントライン系故障時に用いる設備

ａ．フロントライン系故障時に用いる設備

設備の相違（東二には自然対流冷却のよ(a) A，B 格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却

うな冷却設備はない。先行 BWR

1 次冷却材喪失事象時において，格納容器スプレイポンプ，燃料取替用水タンク又は格納も同様）

容器スプレイ冷却器の故障等により原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合の重大事
故等対処設備(A，B 格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却)として，格納容
器換気空調設備のうち格納容器再循環装置の A，B 格納容器再循環ユニット並びに原子炉補

2

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

機冷却水設備の A，B 原子炉補機冷却水ポンプ，A 原子炉補機冷却水冷却器及び原子炉補機冷
却水サージタンク並びに窒素ボンベ(原子炉補機冷却水サージタンク用)及び可搬型温度計
測装置(格納容器再循環ユニット入口温度/出口温度(SA)用)並びに原子炉補機冷却海水設備の A，B 海水ポンプを使用する。
A，B 海水ポンプを用いて A 原子炉補機冷却水冷却器へ海水を通水するとともに，原子炉補機冷却水の沸騰防止のため，原子炉補機冷却水サージタンクに窒素ボンベ(原子炉補機冷却水サージタンク用)を接続して窒素加圧し，A，B 原子炉補機冷却水ポンプにより A，B 格納容
器再循環ユニットへ原子炉補機冷却水を通水することで格納容器内自然対流冷却ができる設計とする。また，可搬型温度計測装置(格納容器再循環ユニット入口温度/出口温度(SA)用)は，A，B 格納容器再循環ユニット冷却水入口及び出口配管に取り付けられた検出器に接続し，冷却水温度を監視することにより，A，B 格納容器再循環ユニットを使用した格納容器内
自然対流冷却の状態を確認できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・A，B 格納容器再循環ユニット
・A，B 原子炉補機冷却水ポンプ
・A 原子炉補機冷却水冷却器
・原子炉補機冷却水サージタンク
・窒素ボンベ(原子炉補機冷却水サージタンク用)
・A，B 海水ポンプ
・可搬型温度計測装置(格納容器再循環ユニット入口温度/出口温度(SA)用)(3 号及び 4 号
炉共用)(6.4 計装設備(重大事故等対処設備))
原子炉補機冷却海水設備を構成する A，B 海水ストレーナは，設計基準事故対処設備の一部を流路として使用することから，流路に係る機能について重大事故等対処設備としての設計を行う。その他，設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機並びに原子炉格納施設の原子炉格納容器並びに非常用取水設備の取水口，取水管路及び取水ピットを重大事故等対処設備として使用する。
(a) 代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱設計基準事故対処設備である残留熱除去系ポンプの故障により原子炉格納容器内の除熱機能が喪失した場合の重大事故等対処設備（代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱）として代替循環冷却系ポンプ，サプレッション・プール，残留熱除去系熱交換器及び残留熱除去系海水ポンプ又は緊急用海水ポンプを使用する。
サプレッション・プールを水源とする代替循環冷却系ポンプは，残留熱除去系熱交換器によりサプレッション・プール水を冷却し，残留熱除去系を介して，原子炉格納容器内にあるスプレイヘッダから原子炉格納容器内へスプレイ可能な設計とする。
海を水源とした残留熱除去系海水ポンプは，非常用取水設備である貯留堰，取水路及び取水ピットを通じて取水した海水をポンプ出口に設置される残留熱除去系海水ストレーナに3

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

より異物を除去後，冷却水として残留熱除去系熱交換器に供給可能な設計とする。また，海を水源とした緊急用海水ポンプは，非常用取水設備であるＳＡ用海水ピット，海水引込み管，ＳＡ用海水ピット取水塔，緊急用海水取水管及び緊急用海水ポンプピットを通じて取水した
海水をポンプ出口に設置される緊急用海水ストレーナにより異物を除去し，冷却水として留熱除去系熱交換器に供給可能な設計とする。
代替循環冷却系ポンプ及び緊急用海水ポンプは，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置から給電可能な設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・代替循環冷却系ポンプ（9.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備）
・残留熱除去系熱交換器（5.4 残留熱除去系）
・サプレッション・プール（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
・残留熱除去系海水ポンプ（5.4 残留熱除去系）
・残留熱除去系海水ストレーナ（5.4 残留熱除去系）
・緊急用海水ポンプ（5.10 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備）
・緊急用海水ストレーナ（5.10 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備）
・常設代替高圧電源装置（10.2 代替電源設備）

この系統では残留熱除去系ポ代替循環冷却系を構成する残留熱除去系ポンプは，設計基準事故対処設備の一部を流路とンプ停止状態で流路の一部として使用することから，流路に係る機能について重大事故等対処設備として設計する。その して使用する。
他，設計基準事故対処設備である原子炉圧力容器，非常用取水設備の貯留堰，取水路及び取水ピットを重大事故等対処設備として使用する。
(b) 代替循環冷却系によるサプレッション・プール水の除熱
設計基準事故対処設備である残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によりサプレッション・プール水の除熱ができず，サプレッション・プール水温度指示値が 32℃以上，又はサプレッション・チェンバ雰囲気温度指示値が 82℃以上に到達した場合において，サプレッション・プールの水位が確保されている場合の重大事故等対処設備（代替循環冷却系によるサプレッション・プール水の除熱）として代替循環冷却系ポンプ，サプレッション・プー
ル，残留熱除去系熱交換器及び残留熱除去系海水ポンプ又は緊急用海水ポンプを使用する。
サプレッション・プールを水源とする代替循環冷却系ポンプは，残留熱除去系熱交換器によりサプレッション・プール水を除熱し，残留熱除去系を介して，サプレッション・プールへ戻す設計とする。
緊急用海水ポンプ及び残留熱除去系海水ポンプの系統並びに電源については，「(2) a.(a)代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱」と同じである。
具体的な設備は，「(2) a.(a) 代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱」と同じである。
設計基準事故対処設備の重大事故等対処設備としての設計及び系統の説明については「(2)4赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

a.(a) 代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱」と同じである。
(b) 代替格納容器スプレイ(c) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器内の冷却

1 次冷却材喪失事象時において，格納容器スプレイポンプ，燃料取替用水タンク又は格納設計基準事故対処設備である残留熱除去系(格納容器スプレイ冷却系)の残留熱除去系ポ容器スプレイ冷却器の故障等により原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合の重大事

ンプの故障により，原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合の重大事故等対処設備（代故等対処設備(代替格納容器スプレイ)として，常設電動注入ポンプ，非常用炉心冷却設備の替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器内の冷却）として常設低圧代替注

燃料取替用水タンク及び 2 次系補給水設備の復水タンクを使用する。

水系ポンプ及び代替淡水貯槽を使用する。

燃料取替用水タンク又は復水タンクを水源とする常設電動注入ポンプは，格納容器スプレ
イ系統を介して，原子炉格納容器内上部にあるスプレイリングのスプレイノズルより原子炉格納容器内に水を噴霧できる設計とする。常設電動注入ポンプは，ディーゼル発電機に加えて，代替電源設備である大容量空冷式発電機より重大事故等対処用変圧器受電盤及び重大事

格納容器へのスプレイ設備として，同様の設備。

代替淡水貯槽を水源とする常設低圧代替注水系ポンプは，残留熱除去系Ｂ系を介して，原
子炉格納容器内にあるスプレイヘッダよりドライウェル内にスプレイ可能な設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプは，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置から給電可能な設計とする。

故等対処用変圧器盤を経由して給電できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。

具体的な設備は，以下のとおりとする。

・常設電動注入ポンプ

・常設低圧代替注水系ポンプ

・燃料取替用水タンク

・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）

・復水タンク・常設代替高圧電源装置（10.2 代替電源設備）

・大容量空冷式発電機(10.2

代替電源設備)・重大事故等対処用変圧器受電盤(10.2 代替電源設備)
・重大事故等対処用変圧器盤(10.2 代替電源設備)

その他，設計基準事故対処設備である原子炉格納施設の原子炉格納容器を重大事故等対処
設備として使用する。

その他，設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機及び原子炉格納施設の原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用する。

東二は，非常用ディーゼル発電機から，新設ＳＡ設備への(d) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内の冷却（淡水／海水）

給電はしない設計基準事故対処設備である残留熱除去系ポンプの故障により原子炉格納容器内の冷却 東二は，可搬型設備による格納機能喪失又はサプレッション・プールが機能喪失した場合の可搬型重大事故等対処設備（代 容器スプレイ設備を SA 設備と（先行 BWR も同
替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内の冷却（淡水／海水））として して整備する。
可搬型代替注水中型ポンプ，可搬型代替注水大型ポンプ，西側淡水貯水設備，代替淡水貯槽， 様）
燃料補給設備である可搬型設備用軽油タンク及びタンクローリを使用する。
西側淡水貯水設備を水源とする可搬型代替注水中型ポンプは，高所東側接続口，高所西側
接続口，原子炉建屋東側接続口又は原子炉建屋西側接続口にホースを接続し，残留熱除去系
Ａ系又は残留熱除去系Ｂ系を介して，原子炉格納容器内にあるスプレイヘッダよりドライウ
ェル内にスプレイ可能な設計とする。
代替淡水貯槽を水源とする可搬型代替注水大型ポンプは，高所東側接続口，高所西側接続口，原子炉建屋東側接続口又は原子炉建屋西側接続口にホースを接続し，残留熱除去系Ａ系
又は残留熱除去系Ｂ系を介して，原子炉格納容器内にあるスプレイヘッダよりドライウェル
内にスプレイ可能な設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式のディーゼルエンジ
ンにて駆動が可能な設計とする。

5

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの燃料は可搬型設備用軽油タ
ンクからタンクローリを用いて給油が可能な設計とする。

東海第二ではＳＡ対応は淡水代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，代替淡水源が枯渇した場合において可搬型代 のみで対応可能。海の利用とい
替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより海も利用可能な設計とする。

う手段もある。

具体的な設備は，以下のとおりとする。
・可搬型代替注水中型ポンプ
・可搬型代替注水大型ポンプ
・西側淡水貯水設備（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
・可搬型設備用軽油タンク（10.2 代替電源設備）
・タンクローリ（10.2 代替電源設備）
その他，設計基準事故対処設備である原子炉格納施設の原子炉格納容器を重大事故等対処
設備として使用する。
b.

サポート系故障時に用いる設備

ｂ．サポート系故障時に用いる設備

設備の相違（東二には自然対流冷却のよ(a) 移動式大容量ポンプ車を用いた A，B 格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流
冷却

うな冷却設備はない。先行 BWR

全交流動力電源又は原子炉補機冷却機能が喪失した場合の重大事故等対処設備(移動式大も同様）

容量ポンプ車を用いた A，B 格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却)として，格納容器換気空調設備のうち格納容器再循環装置の A，B 格納容器再循環ユニット並びに移動式大容量ポンプ車，燃料油貯蔵タンク，タンクローリ及び可搬型温度計測装置(格納
容器再循環ユニット入口温度/出口温度(SA)用)を使用する。
海を水源とする移動式大容量ポンプ車は，A，B 海水ストレーナブロー配管に可搬型ホースを接続，又は海水母管戻り配管を取り外して可搬型ホースを接続し，原子炉補機冷却水系統
を介して，A，B 格納容器再循環ユニットへ海水を直接供給することで格納容器内自然対流冷却ができる設計とする。また，可搬型温度計測装置(格納容器再循環ユニット入口温度/出口
温度(SA)用)は， A，B 格納容器再循環ユニット冷却水入口及び出口配管に取り付けられた検出器に接続し，冷却水温度を監視することにより，A，B 格納容器再循環ユニットを使用した格納容器内自然対流冷却の状態を確認できる設計とする。
移動式大容量ポンプ車の燃料は，燃料油貯蔵タンクよりタンクローリを用いて補給できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・A，B 格納容器再循環ユニット
・移動式大容量ポンプ車(3 号及び 4 号炉共用)
・燃料油貯蔵タンク(重大事故等時のみ 3 号及び 4 号炉共用)(10.2 代替電源設備)
・タンクローリ(3 号及び 4 号炉共用)(10.2 代替電源設備)

6

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

・可搬型温度計測装置(格納容器再循環ユニット入口温度/出口温度(SA)用)(3 号及び 4 号
炉共用)(6.4 計装設備(重大事故等対処設備))
原子炉補機冷却海水設備を構成する A，B 海水ストレーナ及び原子炉補機冷却水設備を構成する A 原子炉補機冷却水冷却器は，設計基準事故対処設備の一部を流路として使用することから，流路に係る機能について重大事故等対処設備としての設計を行う。その他，設計基準事故対処設備である原子炉格納施設の原子炉格納容器並びに非常用取水設備の取水口，取水管路及び取水ピットを重大事故等対処設備として使用する。
(b) 代替格納容器スプレイ(a) 残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）復旧後の原子炉格納容器内の除熱

全交流動力電源又は原子炉補機冷却機能が喪失した場合の重大事故等対処設備(代替格

全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系によるサポート系の故障により，残留熱除去 的能力との整合）。

納容器スプレイ)として，常設電動注入ポンプ，非常用炉心冷却設備の燃料取替用水タンク

系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）が原子炉格納容器内の除及び 2 次系補給水設備の復水タンクを使用する。

熱機能を喪失した場合の重大事故等対処設備（残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）復燃料取替用水タンク又は復水タンクを水源とする常設電動注入ポンプは，格納容器スプレ

旧後の原子炉格納容器内の除熱）として常設代替高圧電源装置，残留熱除去系ポンプ，サプ

イ系統を介して，原子炉格納容器内上部にあるスプレイリングのスプレイノズルより原子炉

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及び残留熱除去系海格納容器内に水を噴霧できる設計とする。常設電動注入ポンプは，代替電源設備である大容

水ストレーナを使用する。なお，残留熱除去系海水系が機能喪失している場合は，緊急用海量空冷式発電機より重大事故等対処用変圧器受電盤及び重大事故等対処用変圧器盤を経由

水ポンプ及び緊急用海水ストレーナを使用する。

して給電できる設計とする。

サプレッション・プールを水源とする残留熱除去系ポンプは，常設代替交流電源設備であ

具体的な設備は，以下のとおりとする。

る常設代替高圧電源装置からの給電により機能を復旧し，残留熱除去系熱交換器を介して，・常設電動注入ポンプ

サプレッション・プール水を冷却し原子炉格納容器内にあるスプレイヘッダより，ドライウ

・燃料取替用水タンク

ェル内及びサプレッション・チェンバ内にスプレイ可能な設計とする。

・復水タンク・大容量空冷式発電機(10.2

海を水源とした残留熱除去系海水ポンプは，非常用取水設備である貯留堰，取水路及び取代替電源設備)・重大事故等対処用変圧器受電盤(10.2 代替電源設備)
・重大事故等対処用変圧器盤(10.2 代替電源設備)
その他，設計基準事故対処設備である原子炉格納施設の原子炉格納容器を重大事故等対処設
備として使用する。

設備の相違（先行 BWR 及び技術

水ピットを通じて取水した海水をポンプ出口に設置される残留熱除去系海水ストレーナにより異物を除去後，冷却水として残留熱除去系熱交換器に供給可能な設計とする。
また，海を水源とした緊急用海水ポンプは，非常用取水設備であるＳＡ用海水ピット，海水引込み管，ＳＡ用海水ピット取水塔，緊急用海水取水管及び緊急用海水ポンプピットを通じて取水した海水をポンプ出口に設置される緊急用海水ストレーナにより異物を除去後，冷却水として残留熱除去系熱交換器に供給可能な設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・残留熱除去系ポンプ（5.4

残留熱除去系）・残留熱除去系熱交換器（5.4 残留熱除去系）
・サプレッション・プール（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
・残留熱除去系海水ポンプ（5.4 残留熱除去系）
・残留熱除去系海水ストレーナ（5.4 残留熱除去系）
・緊急用海水ポンプ（5.10 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備）
・緊急用海水ストレーナ（5.10 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備）
・常設代替高圧電源装置（10.2 代替電源設備）

7

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

その他，設計基準事故対処設備である原子炉格納施設の原子炉格納容器，非常用取水設備の貯留堰，取水路及び取水ピットを重大事故等対処設備として使用する。

(b) 残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）復旧後のサプレッション・プール水の除 設備の相違（先行 BWR 及び技術的能力との整合）。

熱
全交流動力電源喪失等によるサポート系の故障により残留熱除去系（サプレッション・プ
ール冷却系）が機能喪失した場合の重大事故等対処設備（残留熱除去系（サプレッション・
プール冷却系）復旧後のサプレッション・プール水の除熱）として常設代替高圧電源装置，残留熱除去系ポンプ，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及び残留熱除去系海水ストレーナを使用する。また，残留熱除去系海水系が機能喪失している場合は，緊急用海水ポンプ及び緊急用海水ストレーナを使用する。
サプレッション・プールを水源とする残留熱除去系ポンプは，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置からの給電により機能を復旧し，残留熱除去系熱交換器を介して，サプレッション・プール水を除熱可能な設計とする。
海を水源とした残留熱除去系海水ポンプは，非常用取水設備である貯留堰，取水路及び取水ピットを通じて取水した海水をポンプ出口に設置される残留熱除去系海水ストレーナにより異物を除去後，冷却水として残留熱除去系熱交換器に供給可能な設計とする。
また，海を水源とした緊急用海水ポンプは，非常用取水設備であるＳＡ用海水ピット，海水
引込み管，ＳＡ用海水ピット取水塔，緊急用海水取水管及び緊急用海水ポンプピットを通じて取水した海水をポンプ出口に設置される緊急用海水ストレーナにより異物を除去後，冷却水として残留熱除去系熱交換器に供給可能な設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・残留熱除去系ポンプ（5.4

残留熱除去系）・残留熱除去系熱交換器（5.4 残留熱除去系）
・サプレッション・プール（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
・残留熱除去系海水ポンプ（5.4 残留熱除去系）
・残留熱除去系海水ストレーナ（5.4 残留熱除去系）
・緊急用海水ポンプ（5.10 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備）
・緊急用海水ストレーナ（5.10 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備）
・常設代替高圧電源装置（10.2 代替電源設備）
その他，設計基準事故対処設備である非常用交流電源設備の非常用ディーゼル発電機，原子炉格納施設の原子炉格納容器，非常用取水設備の貯留堰，取水路及び取水ピットを重大事故等対処設備として使用する。
(2)

東二は、最初に設計基準事故

原子炉格納容器内の冷却機能が喪失していない場合における原子炉格納容器内の圧力及び対処設備が健全な場合の対応

温度低下

8

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】
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東海第二発電所

備考を前段で記載している。

炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるための設備として以下の重大事故等対処設備(格納容器スプレイ及び格納容器スプレイ再循環)を設け（9.6.2(1)る。

処設備を使用した設備）

ａ．格納容器スプレイ
格納容器スプレイポンプ及び燃料取替用水タンクによる原子炉格納容器内の冷却機能が喪失していない場合の重大事故等対処設備(格納容器スプレイ)として，原子炉格納容器スプ
レイ設備の格納容器スプレイポンプ及び非常用炉心冷却設備の燃料取替用水タンクを使用する。
燃料取替用水タンクを水源とする格納容器スプレイポンプは，原子炉格納容器内上部にあるスプレイリングのスプレイノズルより原子炉格納容器内に水を噴霧できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・格納容器スプレイホンプ
・燃料取替用水タンク
原子炉格納容器スプレイ設備を構成する格納容器スプレイ冷却器は，設計基準事故対処設備の一部を流路として使用することから，流路に係る機能について重大事故等対処設備としての設計を行う。その他，設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機及び原子炉格納施設の原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用する。
ｂ．格納容器スプレイ再循環
格納容器スプレイポンプ及び格納容器スプレイ冷却器による原子炉格納容器内の冷却機能が喪失していない場合の重大事故等対処設備(格納容器スプレイ再循環)として，原子炉格納容器スプレイ設備の格納容器スプレイポンプ及び格納容器スプレイ冷却器並びに格納容器再循
環サンプ及び格納容器再循環サンプスクリーンを使用する。
格納容器再循環サンプを水源とする格納容器スプレイポンプは，格納容器スプレイ冷却器を介して原子炉格納容器内上部にあるスプレイリングのスプレイノズルより原子炉格納容器内に水を噴霧できる設計とする。格納容器再循環サンプスクリーンは，高圧注入ポンプ，余熱除去ポンプ及び格納容器スプレイポンプの有効吸込水頭を確保できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・格納容器スプレイポンプ
・格納容器スプレイ冷却器
・格納容器再循環サンプ
・格納容器再循環サンプスクリーン
その他，設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディ一ゼル発電機及び原子炉格納施設の原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用する。
(3) 格納容器破損を防止するための原子炉格納容器内冷却に用いる設備
原子炉格納容器内の冷却等のための設備のうち，炉心の著しい損傷が発生した場合におい(3)

原子炉格納容器破損を防止するための原子炉格納容器内冷却に用いる設備
原子炉格納容器内の冷却等のための設備のうち，炉心の著しい損傷が発生した場合において原

9

設計基準事故対赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】
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備考て原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物

子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度

質の濃度を低下させるための設備として以下の重大事故等対処設備(A，B 格納容器再循環ユを低下させるための設備として重大事故等対処設備（代替循環冷却系による原子炉格納容器内の 設備の相違。

ニットによる格納容器内自然対流冷却，代替格納容器スプレイ及び移動式大容量ポンプ車を除熱，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器内の冷却，代替格納容器スプ （先行 BWR 及び技術的能力との用いた A，B 格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却)を設ける。

レイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内の冷却，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系） 整合）
復旧後の原子炉格納容器内の除熱及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）復旧後のサプレッション・プール水の除熱）を設ける。

a.

フロントライン系故障時に用いる設備(a)A，B 格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却

設備の相違

１次冷却材喪失事象時に格納容器スプレイポンプ又は燃料取替用水タンクの故障等によ（東二には自然対流冷却のより原子炉格納容器内の冷却機能が喪失し，炉心の著しい損傷が発生した場合の重大事故等対うな冷却設備はない。先行 BWR

処設備(A，B 格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却)として，格納容器換気も同様）

ａ．フロントライン系故障時に用いる設備

空調設備のうち格納容器再循環装置の A，B 格納容器再循環ユニット並びに原子炉補機冷却水設備の A，B 原子炉補機冷却水ポンプ，A 原子炉補機冷却水冷却器及び原子炉補機冷却水サージタンク並びに窒素ボンベ(原子炉補機冷却水サージタンク用)及び可搬型温度計測装置(格納容器再循環ユニット入口温度/出口温度(SA)用)並びに原子炉補機冷却海水設備の A，B
海水ポンプを使用する。
A，B 海水ポンプを用いて A 原子炉補機冷却水冷却器へ海水を通水するとともに，原子炉補機冷却水の沸騰防止のため，原子炉補機冷却水サージタンクに窒素ボンベ(原子炉補機冷却水サージタンク用)を接続して窒素加圧し，A，B 原子炉補機冷却水ポンプにより A，B 格納容
器再循環ユニットへ原子炉補機冷却水を通水することで格納容器内自然対流冷却ができる設計とする。また，格納容器内自然対流冷却と併せて代替格納容器スプレイを行うことにより放射性物質濃度を低下できる設計とする。
可搬型温度計測装置(格納容器再循環ユニット入口温度/出口温度(SA)用)は，A，B 格納容
器再循環ユニット冷却水入口及び出口配管に取り付けられた検出器に接続し，冷却水温度を監視することにより，A，B 格納容器再循環ユニットを使用した格納容器内自然対流冷却の状態を確認できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・A，B 格納容器再循環ユニット
・A，B 原子炉補機冷却水ポンプ
・A 原子炉補機冷却水冷却器
・原子炉補機冷却水サージタンク
・窒素ボンベ(原子炉補機冷却水サージタンク用)
・A，B 海水ポンプ
・可搬型温度計測装置(格納容器再循環ユニット入口温度/出口温度(SA)用)(3 号及び 4 号
炉共用)(6.4 計装設備(重大事故等対処設備))10赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

原子炉補機冷却海水設備を構成する A，B 海水ストレーナは，設計基準事故対処設備の一部を流路として使用することから，流路に係る機能について重大事故等対処設備としての設計を行う。その他，設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機並びに原子炉格納施設の原子炉格納容器並びに非常用取水設備の取水口，取水管路及び取水ピットを重大事故等対処設備として使用する。
(b) 代替格納容器スプレイ(a) 代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱

1 次冷却材喪失事象時に格納容器スプレイポンプ又は燃料取替用水タンクの故障等によ設計基準事故対処設備である残留熱除去系ポンプの故障により原子炉格納容器内の除熱機

り原子炉格納容器内の冷却機能が喪失し，炉心の著しい損傷が発生した場合の重大事故等

能が喪失した場合の重大事故等対処設備（代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱）

対処設備(代替格納容器スプレイ)は，「9.5.2(1)a.(b) 代替格納容器スプレイ」と同じであについては，「9.6.2(2)a.(a) 代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱」と同じである。

る。

設備の相違（先行 BWR 及び技術的能力との整合）。

(b) 代替循環冷却系によるサプレッション・プール水の除熱
設計基準事故対処設備である残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によりサプ
レッション・プール水の除熱ができず，サプレッション・プール水温度指示値が 32℃以上，又はサプレッション・チェンバ雰囲気温度指示値が 82℃以上に到達した場合において，サプ
レッション・プールの水位が確保されている場合の重大事故等対処設備（代替循環冷却系によるサプレッション・プール水の除熱）については，「9.6.2(2)a.(b) 代替循環冷却系によるサプレッション・プール水の除熱」と同じである。
(c) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器内の冷却設備の相違（先行 BWR 及び技術設計基準事故対処設備である残留熱除去系ポンプの故障により原子炉格納容器内の除熱 的能力との整合）。
機能が喪失し，炉心の著しい損傷が発生した場合の重大事故等対処設備（代替格納容器スプ
レイ冷却系（常設）による原子炉格納容器内の冷却）については，「9.6.2(2)a.(c) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器内の冷却」と同じである。
(d) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内の冷却設備の相違（先行 BWR 及び技術設計基準事故対処設備である残留熱除去系ポンプの故障により原子炉格納容器内の除熱 的能力との整合）。
機能が喪失し，炉心の著しい損傷が発生した場合の可搬型重大事故等対処設備（代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内の冷却）については，「9.6.2(2)a. (d)代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内の冷却」と同じである。
ｂ．サポート系故障時に用いる設備

ｂ．サポート系故障時に用いる設備
設備の相違(a) 移動式大容量ポンプ車を用いた A，B 格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流
冷却（東二には自然対流冷却のよ

全交流動力電源又は原子炉補機冷却機能が喪失し，炉心の著しい損傷が発生した場合のうな冷却設備はない。先行 BWR
も同様）

重大事故等対処設備(移動式大容量ポンプ車を用いた A，B 格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却)として，格納容器換気空調設備のうち格納容器再循環装置の A，
B 格納容器再循環ユニット並びに移動式大容量ポンプ車，燃料油貯蔵タンク，タンクローリ
及び可搬型温度計測装置(格納容器再循環ユニット入口温度/出口温度(SA)用)を使用する。
海を水源とする移動式大容量ポンプ車は，A，B 海水ストレーナブロー配管に可搬型ホー11

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

スを接続，又は海水母管戻り配管を取り外して可搬型ホースを接続し，原子炉補機冷却水
系統を介して，A，B 格納容器再循環ユニットへ海水を直接供給することで格納容器内自然
対流冷却ができる設計とする。また，格納容器内自然対流冷却と併せて代替格納容器スプレイを行うことにより放射性物質濃度を低下できる設計とする。可搬型温度計測装置(格納
容器再循環ユニット入口温度/出口温度(SA)用)は，A，B 格納容器再循環ユニット冷却水入口及び出口配管に取り付けられた検出器に接続し，冷却水温度を監視することにより，A，
B 格納容器再循環ユニットを使用した格納容器内自然対流冷却の状態を確認できる設計とする。
移動式大容量ポンプ車の燃料は，燃料油貯蔵タンクよりタンクローリを用いて補給できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・A，B 格納容器再循環ユニット
・移動式大容量ポンプ車(3 号及び 4 号炉共用)
・燃料油貯蔵タンク (重大事故等時のみ 3 号及び 4 号炉共用)(10.2 代替電源設備)
・タンクローリ(3 号及び 4 号炉共用)(10.2 代替電源設備)
・可搬型温度計測装置(格納容器再循環ユニット入口温度/出口温度(SA)用)(3 号及び 4 号
炉共用)(6.4 計装設備(重大事故等対処設備))
原子炉補機冷却海水設備を構成する A，B 海水ストレーナ及び原子炉補機冷却水設備を構成する A 原子炉補機冷却水冷却器は，設計基準事故対処設備の一部を流路として使用することから，流路に係る機能について重大事故等対処設備としての設計を行う。その他，設計基準事故対処設備である原子炉格納施設の原子炉格納容器並びに非常用取水設備の取水口，取水管路及び取水ピットを重大事故等対処設備として使用する。
(b) 代替格納容器スプレイ(a) 残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）復旧後の原子炉格納容器内の除熱

全交流動力電源喪失等により原子炉格納容器内の除熱機能が喪失し，炉心の著しい損傷が 的能力との整合）。

全交流動力電源又は原子炉補機冷却機能が喪失し，炉心の著しい損傷が発生した場合の重大事故等対処設備(代替格納容器スプレイ)は，「9.5.2(1)b.(b) 代替格納容器スプレイ」

発生した場合の重大事故等対処設備（残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）復旧後の原と同じである。

子炉格納容器内の除熱）については，「9.6.2(2)b.(a)残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却

格納容器内自然対流冷却及び代替格納容器スプレイは，炉心損傷防止目的と原子炉格納系）復旧後の原子炉格納容器内の除熱」と同じである。

容器破損防止目的を兼用する設計とする。

設備の相違（先行 BWR 及び技術(b) 残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）復旧後のサプレッション・プール水の除 設備の相違（先行 BWR 及び技術的能力との整合）。

熱
全交流動力電源喪失等により原子炉格納容器内の除熱機能が喪失し，炉心の著しい損傷が発生した場合の重大事故等対処設備（残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）の復旧）については，「9.6.2(2)b.(b)残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）復旧後のサプレッション・プール水の除熱」と同じである。
ディーゼル発電機並びに「9.5.2(2)a. 格納容器スプレイ」に使用する格納容器スプレイ「9.6.2(2)b.(a)残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）復旧後の原子炉格納容器内の除熱」及ポンプ及び燃料取替用水タンク並びに「9.5.2(2)b. 格納容器スプレイ再循環」に使用する

び「9.6.2(2)b.(b)残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）復旧後のサプレッション・プー

格納容器スプレイポンプ，格納容器スプレイ冷却器，格納容器再循環サンプ及び格納容器

ル水の除熱」に使用する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，12

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

再循環サンプスクリーンは，設計基準事故対処設備であるとともに，重大事故等時におい残留熱除去系海水ストレーナ及び非常用ディーゼル発電機は，設計基準事故対処設備であるとともても使用するため，「l.1.7

重大事故等対処設備に関する基本方針」に示す設計方針を適に重大事故等時においても使用するため，「1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針」に示す用する。ただし，多様性，位置的分散等を考慮すべき対象の設計基準事故対処設備はないこ

設計方針を適用する。ただし，多様性及び位置的分散を考慮すべき対象の設計基準事故対処設備はとから，「1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針」のうち多様性，位置的分散等の設ないことから，「1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針」のうち多様性及び位置的分散の設計方針は適用しない。

計方針は適用しない。

ディーゼル発電機，大容量空冷式発電機，燃料油貯蔵タンク，タンクローリ，重大事故等対処用変圧器受電盤及び重大事故等対処用変圧器盤については，「10.2 代替電源設備」にて記載する。原子炉格納施設の原子炉格納容器については，「9.1 原子炉格納施設 9.1.2
重大事故等時」にて記載する。可搬型温度計測装置(格納容器再循環ユニット入口温度/出口温度(SA)用)については，「6.4 計装設備(重大事故等対処設備)」にて記載する。非常用取水設備の取水口，取水管路及び取水ピットについては，「10.8 非常用取水設備 10.8.2
重大事故等時」にて記載する。

残留熱除去系の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及び残留熱除去系海水ストレーナについては，「5.4 残留熱除去系」に示す。
サプレッション・プール，西側淡水貯水設備及び代替淡水貯槽については，「9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備」に示す。
原子炉格納施設の原子炉格納容器については，「9.1原子炉格納施設

9.1.2

重大事故等時」に示す。
代替循環冷却系ポンプについては，「9.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備」に示す。
緊急用海水系の緊急用海水ポンプ及び緊急用海水ストレーナについては，「5.10 最終ヒートシン
クへ熱を輸送するための設備」に示す。
常設代替高圧電源装置，非常用ディーゼル発電機，可搬型設備用軽油タンク及びタンクローリについては，「10.2 代替電源設備」に示す。
非常用取水設備の貯留堰，取水路，取水ピット，ＳＡ用海水ピット，海水引込み管，ＳＡ用海水ピット取水塔，緊急用海水取水管及び緊急用海水ポンプピットについては，「10.8 非常用取水設備
10.8.2 重大事故等時」に示す。

9.5.2.1 多様性及び独立性，位置的分散
基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

9.6.2.1 多様性及び独立性，位置的分散
基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

A，B 格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却は，原理の異なる冷却，減圧手段を

常設低圧代替注水系ポンプを使用する代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容用いることで，格納容器スプレイポンプ，燃料取替用水タンク又は格納容器スプレイ冷却器を使

器内の冷却は，常設代替高圧電源装置からの独立した電源供給ラインから給電することにより非常用した格納容器スプレイ及び格納容器スプレイ再循環に対して多様性を持つ設計とする。

用ディーゼル発電機から給電する残留熱除去系ポンプを使用する原子炉格納容器内の除熱に対しA，B 格納容器再循環ユニットは，原子炉格納容器内に設置し，A，B 原子炉補機冷却水ポンプ，
A 原子炉補機冷却水冷却器及び原子炉補機冷却水サージタンクは，原子炉補助建屋内の格納容器
スプレイポンプ及び格納容器スプレイ冷却器と異なる区画に設置し，窒素ボンベ(原子炉補機冷
却水サージタンク用)は，原子炉補助建屋内の格納容器スプレイポンプ及び格納容器スプレイ冷却器と異なる区画に保管し，A，B 海水ポンプは，屋外に設置する。これにより，格納容器スプレ
イポンプ，格納容器スプレイ冷却器及び燃料取替用水タンク建屋内の燃料取替用水タンクと位置的分散を図る設計とする。
クラゲ等の海生生物からの影響に対し，A，B 海水ポンプは，多重性を有する設計とする。
常設電動注入ポンプを使用した代替格納容器スプレイは，大容量空冷式発電機からの独立したて多様性を有する設計とする。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の電動弁は，ハンドルを設け手動操作を可能とすることで，常設代替高圧電源装置からの給電による遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプは，屋外の常設低圧代替注水系格納槽内に設置することで，原子炉建
屋原子炉棟内の残留熱除去系ポンプに対して位置的分散を図る設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプは冷却水を不要（自然冷却）とすることで，残留熱除去系海水ポンプにより冷却する残留熱除去系ポンプに対して多様性を有する設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプを使用する代替格納容器スプレイ配管は，代替淡水貯槽から残留熱除去系Ｂ系配管との合流点までを独立した系統とすることで，残留熱除去系ポンプ（Ｂ）を使用する

13

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
電源供給ラインから給電することにより，格納容器スプレイポンプを使用した格納容器スプレイ
及び格納容器スプレイ再循環に対して多様性を持った電源により駆動できる設計とする。また，

東海第二発電所

備考

格納容器スプレイ系統に対して可 能 な 限 り 独 立 性 を 有 す る 設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプを使用する代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納 設備の相違（先行 BWR 及び技術

燃料取替用水タンク及び復水タンクを水源とすることで，燃料取替用水タンクを水源とする格納

容器内の冷却は，可搬型代替注水中型ポンプを空冷式のディーゼルエンジン駆動とすることで，電 的能力との整合）。

容器スプレイポンプを使用した格納容器スプレイに対して異なる水源を持つ設計とする。

動駆動の残留熱除去系ポンプに対して多様性を有する設計とする。また，西側淡水貯水設備を水源

常設電動注入ポンプは，原子炉補助建屋内の格納容器スプレイポンプ及び格納容器スプレイ冷とすることで，代替淡水貯槽を水源とする代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納却器と異なる区画に設置し，復水タンクは，原子炉周辺建屋内に設置する。これにより，格納容

容器内の冷却，サプレッション・プールを水源とする残留熱除去系ポンプを使用する原子炉格納容器スプレイポンプ，格納容器スプレイ冷却器及び燃料取替用水タンク建屋内の燃料取替用水タン

器内の除熱に対して異なる水源を持つ設計とする。

クと位置的分散を図る設計とする。

可搬型代替注水大型ポンプを使用する代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納移動式大容量ポンプ車を用いた A，B 格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却

容器内の冷却は，可搬型代替注水大型ポンプを空冷式のディーゼルエンジン駆動とすることで，電は，移動式大容量ポンプ車の駆動源を空冷式のディーゼル駆動とすることで，電動の原子炉補機

動駆動の残留熱除去系ポンプに対して多様性を有する設計とする。また，代替淡水貯槽を水源とす

冷却水ポンプ及び海水ポンプに対して，多様性を持つ設計とする。また，原子炉補機冷却水ポンることで，サプレッション・プールを水源とする残留熱除去系ポンプを使用する原子炉格納容器内

プ及び海水ポンプの電源であるディーゼル発電機に対して，多様性を持つ設計とする。

の除熱に対して異なる水源を持つ設計とする。

移動式大容量ポンプ車は，3 号炉及び 4 号炉の原子炉周辺建屋内のディーゼル発電機と離れた位置に分散して保管することで，位置的分散を図る設計とする。
移動式大容量ポンプ車の接続口は，屋外に 2 箇所設置する設計とする。
クラゲ等の海生生物からの影響に対し，移動式大容量ポンプ車は，複数の取水箇所を選定できる設計とする。
常設電動注入ポンプを使用する代替格納容器スプレイ配管は，燃料取替用水タンクを水源とす
る場合は燃料取替用水タンク出口配管の分岐点から格納容器スプレイ配管との合流点まで，復水
タンクを水源とする場合は復水タンクから格納容器スプレイ配管との合流点までの系統について，格納容器スプレイポンプを使用する系統に対して独立した設計とする。
A，B 格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却及び移動式大容量ポンプ車を用いた A，B 格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却において使用する原子炉補機冷
却水系統は，格納容器スプレイポンプを使用する系統に対して独立した設計とする。
これらの多様性及び系統の独立並びに位置的分散によって，格納容器スプレイポンプ，燃料取

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の電動弁は，ハンドルを設け手動操作を可能とすることで，常設代替高圧電源装置からの給電による遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，屋外の保管場所に分散して保管することで，原子炉建屋原子炉棟内の残留熱除去系ポンプ及び常設低圧代替注水系格納槽内の常設低圧代替注水系ポンプと位置的分散を図る設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの接続口は，共通要因によって接続で 記載方法の違い（先行ＢＷＲときなくなることを防止するため，位置的分散を図った複数箇所に設置する設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプを使用する格納容器スプレイ配管は，接続口から残留熱除去系Ａ系配管及び残留熱除去系Ｂ系配管との合流点までを独立した系統とすることで，残留熱除去系ポンプを使用する格納容器スプレイ系統に対して可 能 な 限 り 独 立 性 を 有
す る 設計とする。
代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱は，代替循環冷却系ポンプの電源を常設代替高圧 設備の相違（先行 BWR 及び技術
電源装置からの独立した電源供給ラインから給電することにより非常用ディーゼル発電機から給 的能力との整合）。

替用水タンク，格納容器スプレイ冷却器，原子炉補機冷却水ポンプ，海水ポンプ及びディーゼル

電する残留熱除去系ポンプを使用する原子炉格納容器内の除熱に対して多様性を有し位置的分散発電機を使用する設計基準事故対処設備に対して重大事故等対処設備としての独立性を持つ設を図る設計とする。

計とする。
電源設備の多様性，位置的分散については，「10.2 代替電源設備」にて記載する。

記載を整合）

代替循環冷却系ポンプは，冷却水を不要（自然冷却）とすることで，残留熱除去系海水ポンプにより冷却する残留熱除去系ポンプに対して多様性を有する設計とする。
代替循環冷却系ポンプは，原子炉建屋原子炉棟内の残留熱除去系ポンプと異なる区画に設置することで，残留熱除去系ポンプと位置的分散を図る設計とする。
代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱は，残留熱除去系熱交換器の出口配管の分岐点か
ら，残留熱除去系配管との合流点までを独立した系統とすることで，残留熱除去系ポンプを使用する格納容器スプレイ冷却系配管に対して可能な限り独立性を有する設計とする。
電源の多様性及び位置的分散については，「10.2 代替電源設備」に示す。

14

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
9.5.2.2 悪影響防止
基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

東海第二発電所
9.6.2.2 悪影響防止
基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

A，B 格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却に使用する A，B 格納容器再循環ユ代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器内の冷却に使用する常設低圧代替注

ニット，A，B 原子炉補機冷却水ポンプ，A 原子炉補機冷却水冷却器，原子炉補機冷却水サージタ

水系ポンプ及び代替淡水貯槽は，通常待機時は隔離弁により他の系統と隔離し，重大事故等時に弁ンク，A，B 海水ポンプ及び A，B 海水ストレーナは，設計基準対象施設として使用する場合と同操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで他の設備に悪影響を及ぼさない

じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することから，他の設備に悪影響を及ぼさない設計設計とする。

とする。A，B 格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却に使用する窒素ボンベ(原代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内の冷却に使用する可搬型代替注

子炉補機冷却水サージタンク用)は，通常時に接続先の系統と分離された状態であること及び重水中型ポンプは，通常待機時は接続先の系統と分離された状態で保管すること及び重大事故等時に

大事故等時は重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさな接続，弁操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで他の設備に悪影響を及ぼい設計とする。

さない設計とする。

代替格納容器スプレイに使用する常設電動注入ポンプ，燃料取替用水タンク及び復水タンク

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内の冷却に使用する可搬型代替注は，弁操作等によって，設計基準対象施設として使用する系統構成から重大事故等対処設備とし

水大型ポンプは，通常待機時は接続先の系統と分離された状態で保管すること及び重大事故等時にての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，放射性物質を含接続，弁操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで他の設備に悪影響を及ぼ

む系統と含まない系統を区分するため，通常時に燃料取替用水タンクと復水タンクをディスタン

さない設計とする。

スピースで分離する設計とする。
移動式大容量ポンプ車を用いた A，B 格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，設置場所において輪止め又は車両
転倒防止装置により固定することで他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

に使用する A，B 格納容器再循環ユニット，A 原子炉補機冷却水冷却器及び A，B 海水ストレーナ
は，弁操作等によって，設計基準対象施設として使用する系統構成から重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
移動式大容量ポンプ車を用いた A，B 格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却に使用する移動式大容量ポンプ車は，通常時に接続先の系統と分離された状態であること及び重大事故等時は重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
また，移動式大容量ポンプ車より供給される海水を含む系統と含まない系統を区分するため，
通常時に原子炉補機冷却水系統と原子炉補機冷却海水系統をディスタンスピースで分離する設計とする。さらに，移動式大容量ポンプ車は，設置場所において車輪止めによって固定をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
格納容器スプレイに使用する格納容器スプレイポンプ，燃料取替用水タンク及び格納容器スプ
レイ冷却器は，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することから，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
格納容器スプレイ再循環に使用する格納容器スプレイポンプ，格納容器スプレイ冷却器，格納
容器再循環サンプ及び格納容器再循環サンプスクリーンは，設計基準対象施設として使用する場
合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することから，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
9.5.2.3 容量等

9.6.2.3 容量等

15

備考「接続，弁操作等」を記載した。

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

格納容器内自然対流冷却として使用する A，B 格納容器再循環ユニットは，重大事故等時に崩代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器内の冷却に使用する常設低圧代替注

壊熱による原子炉格納容器内の温度及び圧力の上昇に対して，格納容器再循環ユニットに原子炉

水系ポンプは，炉心の著しい損傷を防止するために必要なスプレイ流量に対してポンプ 2 個の運転

補機冷却水又は海水を通水させることで，格納容器再循環ユニットでの圧力損失を考慮しても原により十分なポンプ容量を有する設計とする。

子炉格納容器内の温度及び圧力を低下させることができる伝熱容量を有する設計とする。
格納容器内自然対流冷却として使用する A，B 原子炉補機冷却水ポンプ，A 原子炉補機冷却水冷

常設低圧代替注水系ポンプは，他系統への注水と同時に使用する場合でも，各々の必要流量が確保可能な設計とする。

却器，原子炉補機冷却水サージタンク及び A，B 海水ポンプは，設計基準事故時の原子炉補機冷代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内の冷却に使用する可搬型代替注

却水系統及び原子炉補機冷却海水系統の機能と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合の水中型ポンプは，重大事故等時において，炉心の著しい損傷を防止するために必要なスプレイ流量

原子炉補機冷却水流量及び原子炉補機冷却海水流量が，炉心崩壊熱により加圧及び加熱された原に対して十分なポンプ容量を確保するため 1 セット 2 個使用する。保有数は，2 セットで 4 個と，子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な原子炉補機冷却水流量及び原子炉補故障時及び保守点検による待機除外時の予備として 1 個の合計 5 個を保管する。

機冷却海水流量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様のポンプ流量，伝熱容量，タンク容量で設計する。

可搬型代替注水中型ポンプは，他系統への注水と同時に使用する場合でも，各々の必要流量が確保可能な設計とする。

炉心の著しい損傷防止のために使用する窒素ボンベ(原子炉補機冷却水サージタンク用)は，格

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内の冷却に使用する可搬型代替注

納容器内自然対流冷却を実施する際に，原子炉補機冷却水の沸騰を防止するため原子炉補機冷却水大型ポンプは，重大事故等時において，スプレイに必要な容量を有するものを 1 セット 1 個使用

水サージタンク気相部を必要な圧力まで加圧できるボンベ容量を有するものを 1 セット 6 個使用する。保有数は，2 セットで 2 個と，故障時及び保守点検による待機除外時の予備として 2 個の合する。保有数は 1 セット 6 個，保守点検は目視点検であり，保守点検中でも使用可能であるため，計 4 個を保管する。

保守点検用は考慮せずに，故障時のバックアップ用として 1 個の合計 7 個を保管する。
代替格納容器スプレイとして使用する常設電動注入ポンプは，炉心の著しい損傷を防止するために必要なスプレイ流量に対して十分なポンプ流量を有する設計とする。

可搬型代替注水大型ポンプは，他系統への注水と同時に使用する場合でも，各々の必要流量が確保可能な設計とする。
予備については，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）と兼用する。

炉心の著しい損傷防止のために代替格納容器スプレイとして使用する燃料取替用水タンク及炉心の著しい損傷が発生した場合における原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質

び復水タンクは，原子炉格納容器への注水量に対し，復水タンクを介して淡水又は海水を補給すの濃度を低下させるために使用する代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器内るまでの間，水源を確保できる十分なタンク容量を有する設計とする。

の冷却に使用する常設低圧代替注水系ポンプは，炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉格納容

炉心の著しい損傷防止のために使用する移動式大容量ポンプ車は，格納容器内自然対流冷却として 3 号炉及び 4 号炉で同時使用した場合に必要なポンプ流量を有するものを 1 セット 1 台使用する。保有数は 3 号炉及び 4 号炉で 2 セット 2 台，故障時及び保守点検による待機除外時のバッ
クアップ用として 1 台の合計 3 台(3 号及び 4 号炉共用)を保管する。

器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために必要なスプレイ流量に対してポンプ 2 個の運転により十分なポンプ流量を有する設計とする。
炉心の著しい損傷が発生した場合における原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内の冷却

炉心の著しい損傷を防止するために格納容器スプレイ及び格納容器スプレイ再循環として使に使用する可搬型代替注水大型ポンプは，炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉格納容器内の用する格納容器スプレイポンプは，設計基準事故時の格納容器スプレイ機能と兼用しており，設

圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために必要なスプレイ流量を有する設計とす

計基準事故時に使用する場合のスプレイ流量が，炉心崩壊熱による炉心の著しい損傷を防止するる。

ために必要なスプレイ流量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様のポンプ流量で設計する。
格納容器スプレイとして使用する燃料取替用水タンクは，設計基準事故時の非常用炉心冷却設
備の水源と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合のタンク容量が，炉心崩壊熱により上昇した原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要なタンク容量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
格納容器スプレイ再循環として使用する格納容器スプレイ冷却器は，設計基準事故時の格納容

16

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

器スプレイ機能と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合の伝熱容量が，重大事故等時の炉心崩壊熱により上昇した原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させ，炉心の著しい損傷を防止するために必要な伝熱容量に対して十分であるため設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
格納容器スプレイ再循環として使用する格納容器再循環サンプ及び格納容器再循環サンプス
クリーンは，設計基準事故時の再循環として原子炉格納容器内に溜まった水を各ポンプへ供給す
る槽及びろ過装置としての機能と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合の容量が，再循
環時の水源として必要な容量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。
炉心の著しい損傷が発生した場合における原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために格納容器内自然対流冷却として使用する A，B 格納容器再循環ユニットは，格納容器再循環
ユニットに原子炉補機冷却水又は海水を通水させることで，格納容器再循環ユニットでの圧力損失を考慮しても原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させることができる伝熱容量を有する設計とする。
炉心の著しい損傷が発生した場合における原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために格納容器内自然対流冷却として使用する A，B 原子炉補機冷却水ポンプ，A 原子炉補機冷却水
冷却器，原子炉補機冷却水サージタンク及び A，B 海水ポンプは，設計基準事故時の原子炉補機
冷却水系統及び原子炉補機冷却海水系統の機能と兼用しており，設計基準事故時に使用する場合の原子炉補機冷却水流量及び原子炉補機冷却海水流量が，炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な原子炉補機冷却水流量及び原子炉補機冷却海水流量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様のポンプ流量，伝熱容量，タンク容量で設計する。
炉心の著しい損傷が発生した場合における原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために使用する窒素ボンベ(原子炉補機冷却水サージタンク用)は，格納容器内自然対流冷却を実施する際に，原子炉補機冷却水の沸騰を防止するため原子炉補機冷却水サージタンク気相部を必要な圧力まで加圧できるボンベ容量を有するものを 1 セット 6 個使用する。
保有数は 1 セット 6 個，保守点検は目視点検であり，保守点検中でも使用可能であるため，保守点検用は考慮せずに，故障時のバックアップ用として 1 個の合計 7 個を保管する。
炉心の著しい損傷が発生した場合における原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために代替格納容器スプレイとして使用する常設電動注入ポンプは，炉心の著しい損傷が発生した
場合の原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要なスプレイ流量に対して十分なポンプ流量を有する設計とする。さらに，格納容器内自然対流冷却と併せて代替格納容器スプレイを行うことにより原子炉格納容器内の放射性物質濃度を低下できる設計とする。
炉心の著しい損傷が発生した場合における原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために代替格納容器スプレイとして使用する燃料取替用水タンク及び復水タンクは，原子炉格納容器への注水量に対し，復水タンクを介して淡水又は海水を補給するまでの間，水源を確保できる17

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

十分なタンク容量を有する設計とする。
炉心の著しい損傷が発生した場合における原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために使用する移動式大容量ポンプ車は，格納容器内自然対流冷却として 3 号炉及び 4 号炉で同時使用した場合に必要なポンプ流量を有するものを 1 セット 1 台使用する。保有数は 3 号炉及び 4号炉で 2 セット 2 台，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 台の合計
3 台(3 号及び 4 号炉共用)を保管する。
9.5.2.4 環境条件等

9.6.2.4 環境条件等

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

A，B 格納容器再循環ユニット，格納容器再循環サンプ及び格納容器再循環サンプスクリーン

常設低圧代替注水系ポンプは，常設低圧代替注水系格納槽内に設置し，重大事故等時における環

は，原子炉格納容器内に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
A，B 原子炉補機冷却水ポンプ， A 原子炉補機冷却水冷却器，原子炉補機冷却水サージタンク，
常設電動注入ポンプ，格納容器スプレイポンプ及び格納容器スプレイ冷却器は，原子炉補助建屋内に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
A，B 原子炉補機冷却水ポンプ及び格納容器スプレイポンプの操作は中央制御室で可能な設計とする。
常設電動注入ポンプの操作は中央制御室及び設置場所と異なる区画で可能な設計とする。
窒素ボンベ(原子炉補機冷却水サージタンク用)は，原子炉補助建屋内に保管及び設置し，重大事
故等時における環境条件を考慮した設計とする。窒素ボンベ(原子炉補機冷却水サージタンク用)の操作は設置場所で可能な設計とする。
A，B 海水ポンプ及び A，B 海水ストレーナは，屋外に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
A，B 海水ポンプの操作は中央制御室で可能な設計とする。
A 原子炉補機冷却水冷却器，A，B 海水ポンフ及び A，B 海水ストレーナは，常時海水を通水するため耐腐食性材料を使用する設計とする。
燃料取替用水タンクは，燃料取替用水タンク建屋内に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
復水タンクは，原子炉周辺建屋内に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計と境条件を考慮した設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプは，中央制御室から操作が可能な設計とする。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の系統構成に必要となる弁の操作は，重大事故等時において，中央制御室又は設置場所から操作可能な設計とする。
また，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，淡水だけでなく海水も使用可能な設計とする。
なお，可能な限り淡水を優先し，海水通水を短時間とすることで設備の影響を考慮する。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，屋外に保管及び設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，設置場所で操作が可能な設計とする。
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の系統構成に必要となる弁の操作は，重大事故等時において，中央制御室又は設置場所から操作可能な設計とする。
また，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，淡水だけでなく海水も使用可能な設計とする。
なお，可能な限り淡水を優先し，海水通水を短時間とすることで設備の影響を考慮する。
常設低圧代替注水系ポンプ，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，淡水だけでなく海水も使用することから，海水の影響を考慮した設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，海から直接取水する際の異物の流入防止を考慮した設計とする。

する。
A，B 格納容器再循環ユニット，常設電動注入ポンプ，燃料取替用水タンク及び復水タンクは，淡水だけでなく海水も使用することから，海水影響を考慮した設計とする。
移動式大容量ポンプ車は，屋外に保管及び設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。操作は設置場所で可能な設計とする。また，使用時に海水を通水するため，海水影
響を考慮した設計とし，海から直接取水する際の異物の流入防止を考慮した設計とする。

18

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
9.5.2.5 操作性の確保

東海第二発電所
9.6.2.5 操作性の確保

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

A，B 格納容器再循環ユニット，A，B 原子炉補機冷却水ポンプ，A 原子炉補機冷却水冷却器，原

常設低圧代替注水系ポンプ及び代替淡水貯槽を使用する代替格納容器スプレイ冷却系（常設）に子炉補機冷却水サージタンク，窒素ボンベ(原子炉補機冷却水サージタンク用)，A，B 海水ポンプ

よる原子炉格納容器内の冷却を行う系統は，重大事故等時において，通常待機時の系統から弁操作

及び A，B 海水ストレーナを使用した A，B 格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷にて速やかに系統構成が可能な設計とする。

却を行う系統は，重大事故等が発生した場合でも，通常時の系統から弁操作等にて速やかに切替

常設低圧代替注水系ポンプは，中央制御室の操作盤のスイッチにより操作が可能な設計とする。

えできる設計とする。A，B 原子炉補機冷却水ポンプ及び A，B 海水ポンプは，中央制御室の制御

可搬型代替注水中型ポンプ及び西側淡水貯水設備を使用する代替格納容器スプレイ冷却系（可搬盤の操作スイッチでの操作が可能な設計とする。
窒素ボンベ(原子炉補機冷却水サージタンク用)の出口配管と窒素ガス供給配管の接続は，簡便な接続規格による接続とし，確実に接続できる設計とする。また，3 号炉及び 4 号炉で同一規格型）による原子炉格納容器内の冷却（淡水／海水）を行う系統は，重大事故等時において，通常待機時の隔離又は分離された状態から，弁の操作やホースの接続により速やかに系統構成可能な設計とする。

の設計とする。窒素ボンベ(原子炉補機冷却水サージタンク用)の取付継手は，3 号炉及び 4 号炉

可搬型代替注水中型ポンプは，車両として屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計の窒素ボンベ(加圧器逃がし弁用，事故時試料採取設備弁用及びアニュラス空気浄化ファン弁用)とするとともに，設置場所にて輪止めにより固定可能な設計とする。可搬型代替注水中型ポンプとと同一形状とし，一般的に使用される工具を用いて確実に接続できるとともに，必要により窒素

高所東側接続口，高所西側接続口，原子炉建屋東側接続口及び原子炉建屋西側接続口の接続は，一ボンベの交換が可能な設計とする。

般的に使用される工具を用いて接続可能なフランジ接続により確実に接続可能な設計とする。ホー常設電動注入ポンプ，燃料取替用水タンク及び復水タンクを使用した代替格納容器スプレイを行う系統は，重大事故等が発生した場合でも，通常時の系統から弁操作等にて速やかに切替えできる設計とする。切替えに伴うディスタンスピースの取替作業については，一般的に使用される工具を用いて確実に取替えが可能な設計とする。常設電動注入ポンプは，中央制御室の制御盤の操作スイッチでの操作及び現場の操作スイッチによる操作が可能な設計とする。
A，B 格納容器再循環ユニット，移動式大容量ポンプ車，A，B 海水ストレーナ及び A 原子炉補機冷却水冷却器を使用した，移動式大容量ポンプ車を用いた A，B 格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却を行う系統は，重大事故等が発生した場合でも，通常時の系統から弁操作等にて速やかに切替えできる設計とする。切替えに伴うディスタンスピースの取替作業については，一般的に使用される工具を用いて確実に取替えが可能な設計とする。
移動式大容量ポンプ車は，車両として移動可能な設計とするとともに，車輪止めを積載し，設置場所にて固定できる設計とする。
移動式大容量ポンプ車と A，B 海水ストレーナブロー配管及び海水母管戻り配管側フランジとの接続口についてはフランジ接続とし，嵌合構造により可搬型ホースを確実に接続できる設計とスの接続については，接続方式及びホース口径の統一により確実に接続可能な設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプは，ポンプ付属のスイッチにより設置場所での操作が可能な設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプを使用する代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内の冷却を行う系統は，重大事故等時において，通常待機時の隔離又は分離された状態から，弁の操作や接続により速やかに系統構成可能な設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，車両として屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて輪止め又は車両転倒防止装置により固定可能な設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプと原子炉建屋東側接続口，原子炉建屋西側接続口，高所東側接続口及び高所西側接続口の接続は，一般的に使用される工具を用いて接続可能なフランジ接続により確実に接続可能な設計とする。ホースの接続については，接続方式及び口径の統一により確実に接続可能な設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，ポンプ付属のスイッチにより設置場所での操作が可能な設計とする。

する。接続口は，3 号炉及び 4 号炉とも同一形状の設計とする。A，B 海水ストレーナブロー配管及び海水母管戻り配管側フランジは，一般的に使用される工具を用いて確実に取替えが可能な設計とする。移動式大容量ポンプ車は，付属の操作スイッチにより現場での操作が可能な設計とする。
格納容器スプレイポンプ，燃料取替用水タンク及び格納容器スプレイ冷却器を使用した格納容器スプレイを行う系統は，重大事故等が発生した場合でも，設計基準対象施設として使用する場
合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。格納容器スプレイポンプ
は，中央制御室の制御盤の操作スイッチでの操作が可能な設計とする。

19

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

格納容器スプレイポンプ，格納容器スプレイ冷却器，格納容器再循環サンプ及び格納容器再循
環サンプスクリーンを使用した格納容器スプレイ再循環を行う系統は，重大事故等が発生した場
合でも，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。
9.5.3 主要設備及び仕様
原子炉格納容器内の冷却等のための設備の主要設備及び仕様を第 9.5.1 表及び第 9.5.2 表に示す。
9.5.4 試験検査

9.6.3 主要設備及び仕様
原子炉格納容器内の冷却等のための設備の主要設備及び仕様を第 9.6－1 表及び第 9.6－2 表に示す。
9.6.4 試験検査

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

A，B 格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却に使用する A，B 格納容器再循環

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器内の冷却に使用する常設低圧代替注 試験検査の実施時期の明確化

ユニット，A，B 原子炉補機冷却水ポンプ，A 原子炉補機冷却水冷却器，原子炉補機冷却水サージ

水系ポンプは，原子炉の運転中又は停止中に他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏え （先行 BWR に実施時期の記載

タンク，A，B 海水ポンプ及び A，B 海水ストレーナは，他系統と独立した試験系統又は通常時のいの有無の確認が可能な設計とする。

系統構成により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。

常設低圧代替注水ポンプは，原子炉の停止中に分解が可能な設計とする。

A，B 格納容器再循環ユニットは，内部の確認が可能なように点検口を設ける設計とする。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内の冷却に使用する可搬型代替注

A，B 原子炉補機冷却水ポンプ及び A，B 海水ポンプは，分解が可能な設計とする。
A 原子炉補機冷却水冷却器及び原子炉補機冷却水サージタンクは，内部の確認が可能なように，
マンホールを設ける設計とする。
A 原子炉補機冷却水冷却器は，伝熱管の非破壊検査が可能なように，試験装置を設置できる設計とする。
A，B 海水ストレーナは，差圧確認が可能な設計とする。また，内部の確認が可能なように，ボンネットを取り外すことができる設計とする。
A，B 格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却に使用する窒素ボンベ(原子炉補機冷却水サージタンク用)は，原子炉補機冷却水サージタンク加圧ラインへ窒素供給することにより機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
窒素ボンベ(原子炉補機冷却水サージタンク用)は，規定圧力及び外観の確認が可能な設計とする。
代替格納容器スプレイに使用する常設電動注入ポンプ，燃料取替用水タンク及び復水タンク

水中型ポンプは，原子炉の運転中又は停止中に他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，原子炉の運転中又は停止中にポンプの分解又は取替が可能な設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，原子炉の運転中又は停止中に車両として走行確認及び外観確認が可能な設計とする。
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器内の冷却に使用する可搬型代替注
水大型ポンプは，原子炉の運転中又は停止中に他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，原子炉の運転中又は停止中に車両として走行確認及び外観確認が可能な設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，原子炉の運転中又は停止中にポンプの分解又は取替が可能な設計とする。

は，他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
また，試験系統に含まれない系統については，悪影響防止のため，放射性物質を含む系統と含まない系統とを個別に通水及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
常設電動注入ポンプは，分解が可能な設計とする。
燃料取替用水タンク及び復水タンクは，内部の確認が可能なように，マンホールを設ける設計とする。
燃料取替用水タンクは，ほう素濃度及び有効水量が確認できる設計とする。

20

あり）

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

移動式大容量ポンプ車を用いた A，B 格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却に使用する A，B 格納容器再循環ユニット，移動式大容量ポンプ車，A，B 海水ストレーナ及び A
原子炉補機冷却水冷却器は，他系統と独立した試験系統又は通常時の系統構成により機能・性能
及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。また，試験系統に含まれない系統については，悪影響防止のため，海水を含む原子炉補機冷却海水系統と海水を含まない原子炉補機冷却水系統とを個別に通水及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
移動式大容量ポンプ車は，ポンプの分解又は取替が可能な設計とする。また，車両として運転状態の確認及び外観の確認が可能な設計とする。
格納容器スプレイに使用する格納容器スプレイポンプ，燃料取替用水タンク及び格納容器スプ
レイ冷却器は，他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
格納容器スプレイポンプは，分解が可能な設計とする。
格納容器スプレイ冷却器は，内部の確認が可能なように，フランジを設ける設計とする。また，
伝熱管の非破壊検査が可能なように，試験装置を設置できる設計とする。
格納容器スプレイ再循環に使用する格納容器スプレイポンプ，格納容器スブレイ冷却器，格納
容器再循環サンプ及び格納容器再循環サンプスクリーンは，格納容器再循環サンプ及び格納容器
再循環サンプスクリーンを含まない循環ラインを用いて他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
格納容器再循環サンプ及び格納容器再循環サンプスクリーンは，外観の確認が可能な設計とする。

第 9.6－1 表 原子炉格納容器内の冷却等のための設備(常設)の設備仕様

第 9.5.1 表 原子炉格納容器内の冷却等のための設備(常設)の設備仕様(1) 常設低圧代替注水系ポンプ(1) 格納容器再循環ユニット
兼用する設備は以下のとおり，兼用する設備は以下のとおり。

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

・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

・格納容器換気空調設備

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備

型

式

原子炉補機冷却水冷却コイル内蔵型

型

式

ターボ形

基

数

2(格納容器内自然対流冷却時は A，B 号機のみ使用)

個

数

2

約 13.OMW(1 基当たり)容量

約 200m３／h／個

程

約 200m

伝 熱 容 量
最高使用温度
管側

最高使用圧力全
約 175℃

揚最高使用圧力3.14MPa[gage]

最高使用温度

66℃

21

備考

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
管側

東海第二発電所
本 体 材 料

1.4MPa[gage]

炭素鋼(2) 代替循環冷却系ポンプ(2) 原子炉補機冷却水ポンプ兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・原子炉補機冷却水設備

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

型

式

うず巻式

台

数

2(格納容器内自然対流冷却時は A，B 号機のみ使用)

型

３

式

ターボ形

数

2（うち 1 は予備）容量

約 1,700m ／h (1 台当たり)

系

揚

程

約 55m

個

数

1／系統

最高使用圧力1.4MPa[gage]容量約 250m３／h／個

最高使用温度

95℃

全程

約 120m

約 175℃(重大事故等時における使用時の値)

最高使用圧力3.45MPa[gage]

炭素鋼

最高使用温度80℃

本 体 材 料

炭素鋼

本 体 材 料統揚(3) 原子炉補機冷却水冷却器兼用する設備は以下のとおり.

(3) 残留熱除去系ポンプ

・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兼用する設備は以下のとおり。

・原子炉補機冷却水設備

・残留熱除去系

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

・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

型

式

たて形電動うず巻式

・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

個

数

3

量

約 1,690m3／h／個

程

約 85m

型

式

横置直管式

容

基

数

1(格納容器内自然対流冷却時は A 号機のみ使用)

全約 19.2MW

最高使用圧力3.50MPa[gage]

最高使用温度

182℃

本 体 材 料

鋳鋼

伝 熱 容 量
最高使用温度
管

側

50℃

胴

側

95℃
175℃(重大事故等時における使用時の値)

最高使用圧力
管
胴

側
側

揚

形式

(4) 緊急用海水ポンプ兼用する設備は以下のとおり。

0.7MPa[gage]

・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

約 1.25MPa[gage](重大事故等時における使用時の値)

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

1.4MPa[gage]

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

22

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
材

東海第二発電所
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

料
管側

アルミブラス

銅側

炭素鋼

・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
型

式

ターボ形

個

数

2

(4) 原子炉補機冷却水サージタンク

容量

約 844m３／h／個兼用する設備は以下のとおり.

揚程

約 130m・原子炉補機冷却水設備

最高使用圧力2.45MPa[gage]

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

最高使用温度38℃

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

本 体 材 料ステンレス鋼

型

式

横置円筒型

基

数

1

容

量

(5) 緊急用海水ストレーナ
３

約 8m

兼用する設備は以下のとおり。

通常水容量

約 41m３

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

最高使用圧力

0.34MPa[gage]

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

最高使用温度

95℃

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

本 体 材 料

炭素鋼

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
型

式

バスケット形ダブルストレーナ

兼用する設備は以下のとおり，

個

数

1

・原子炉補機冷却海水設備

最高使用圧力2.45MPa[gage]

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

最高使用温度38℃

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

本 体 材 料ステンレス鋼(5) 海水ポンプ

型

式

斜流式

台

数

2(格納容器内自然対流冷却時は A，B 号機のみ使用)

容量

約 2,600m３／h（1 台当たり）兼用する設備は以下のとおり。

揚

程

約 49m

・残留熱除去系

ステンレス鋼・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

本 体 材 料(6) 残留熱除去系海水ポンプ

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備(6) 海水ストレーナ

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備兼用する設備は以下のとおり.

型

式

たて形うず巻式

・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

個

数

4

・原子炉補機冷却海水設備

容量

約 886m3／h ／個・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

揚程

約 184m・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

最高使用圧力3.45MPa[gage]

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

最高使用温度

38℃

・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

本 体 材 料

鋳鋼

23

備考

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
型式

たて置き円筒型台

数

2(格納容器内自然対流冷却時は A，B 号機のみ使用)

兼用する設備は以下のとおり。

0.7MPa[gage]・残留熱除去系

約 1.25MPa[gage](重大事故等時における使用時の値)

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

最高使用温度

50℃

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

本 体 材 料

炭素鋼

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

最高使用圧力(7) 常設電動注入ポンプ(7) 残留熱除去系海水ストレーナ

型

式

円筒縦形

個

数

2

兼用する設備は以下のとおり.

最高使用圧力3.45MPa[gage]

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

最高使用温度38℃

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

本 体 材 料ステンレス鋼・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備
型

式

うず巻式

台

数

1

兼用する設備は以下のとおり。

容量

約 150m３／h

・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

揚程

約 150m

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

ステンレス鋼・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

本 体 材 料(8) 代替淡水貯槽・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備(8) 燃料取替用水タンク
兼用する設備は以下のとおり.

・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

・高圧注入系

・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備

・低圧注入系

・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

・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

個

数

1

・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

容量

約 5,000m３

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

最高使用圧力静水頭・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

最高使用温度66℃

・原子炉格納容器スプレイ設備

種

鉄筋コンクリート貯槽

類

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備(9) サプレッション・プール

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備兼用する設備は以下のとおり。

・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

・原子炉格納施設・火災防護設備

・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

基
容

数
量

1

・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
３

約 2,100m

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

24

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

最高使用圧力大気圧

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

最高使用温度

95℃

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

ほう素濃度

約 2,500ppm

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

ライニング材料

ステンレス鋼・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

設 置 高 さEL.－0.8m

個

数

1

距

約 50m（4 号炉心より）

容量

約 3,400m３

離(9) 復水タンク
兼用する設備は以下のとおり.

最高使用圧力

0.62MPa[gage]

最高使用温度

200℃

種

炭素鋼

類

・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備(10) 残留熱除去系熱交換器

・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兼用する設備は以下のとおり。

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備・残留熱除去系

・2 次系補給水設備

・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

・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

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

型

式

縦型Ｕチューブ式

・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

基

数

2

基

数

1

伝 熱 容 量容

量約 1,200m３

最高使用圧力約 19.4×103kW ／個 (原子炉停止時冷却モ-ド)

ライニング材料

ステンレス鋼管側3.45MPa[gage]設 置 高 さEL.＋10.8m

胴側

3.45MPa[gage]

距

約 40m（4 号炉心より）離

最高使用温度(10) 格納容器スプレイポンプ
兼用する設備は以下のとおり。

管

側

249℃

胴

側

249℃

材

料

・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

管

側

白銅管

・原子炉格納容器スプレイ設備

胴

側

炭素鋼

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備(11)

西側淡水貯水設備
兼用する設備は以下のとおり。

・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

・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

・火災防護設備

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

型

式

うず巻式

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

台

数

2

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

25

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

約 1,200m３／h(1 台当たり)

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

最高使用圧力2.7MPa[gage]

・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

最高使用温度

150℃

・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備

揚約 175m

・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

容

量

程

本 体 材 料ステンレス鋼(11) 格納容器スプレイ冷却器

個

数

1

容

量

約 5,000m３

最高使用圧力静水頭兼用する設備は以下のとおり。

最高使用温度66℃

・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

種

鉄筋コンクリート貯槽

類

・原子炉格納容器スプレイ設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
・火災防護設備型式

横置Ｕ字管式基数

2

伝 熱 容 量

約 23,6MW（1 基当たり）最高使用圧力管

側2.7MPa[gage]

胴側1.4MPa[gage]

最高使用温度
管

側

150℃

胴

側

95℃

材

料
管

側

ステンレス鋼

銅側

炭素鋼(12) 格納容器再循環サンプ
兼用する設備は以下のとおり。
・高圧注入系
・低圧注入系
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉格納容器スプレイ設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

26

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
型

式

プール形

材

料

鉄筋コンクリート基数

2

東海第二発電所(13) 格納容器再循環サンプスクリーン
兼用する設備は以下のとおり。
・高圧注入系
・低圧注入系
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉格納容器スプレイ設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
型

式

ディスク型

容

量

約 2,540m３/h(1 基当たり)最高使用温度144℃

材

料

ステンレス鋼基数

2

第 9.5.2 表 原子炉格納容器内の冷却等のための設備(可搬型)の設備仕様
第 9.6－2 表 原子炉格納容器内の冷却等のための設備(可搬型)の設備仕様(1) 窒素ボンベ(原子炉補機冷却水サージタンク用)兼用する設備は以下のとおり，(1) 可搬型代替注水中型ポンプ

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備兼用する設備は以下のとおり。

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

・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

種

類

鋼製容器

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

個

数

6(予備 1)

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

容量

約 20.l (1 個当たり)・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

最高使用圧力14.7MPa[gage]

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

供 給 圧 力O.34MPa[gage](減圧後圧力)

・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・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備(2) 移動式大容量ポンプ車(3 号及び 4 号炉共用)・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備兼用する設備は以下のとおり.

型

式

うず巻形

・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備

個

数

4（予備 1）

・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

容量

約 210m３／h／個・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

全程

約 100m・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

最高使用圧力揚271.4MPa[gage]

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

東海第二発電所
最高使用温度

60℃

・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
・発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
型

式

うず巻式
*１

(2) 可搬型代替注水大型ポンプ兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

台

数

4

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

容量

約 1,320m３／h(1 台当たり)

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

揚程

約 140m・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備*1

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

保有台数を示す，必要台数は 2 台(予備 1 台)とする。

・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・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
型

式

うず巻形

個

数

2（予備 2※１）

容量

約 1,320m３／h／個

程

約 140m

全揚最高使用圧力1.4MPa[gage]

最高使用温度

60℃※１「可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）
」と兼用

28

備考

玄海原子力発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

第 9.6－1 図 原子炉格納容器内の冷却等のための設備 系統概要図（1）（代替格納容器スプレイ系（常設）による原子炉格納容器の冷却）29

備考玄海原子力発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

第 9.6－2 図 原子炉格納容器内の冷却等のための設備 系統概要図（2）（代替格納容器スプレイ系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却 原子炉建屋東側接続口使用
時）

30

備考

玄海原子力発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

第 9.6－3 図 原子炉格納容器内の冷却等のための設備 系統概要図（3）（代替循環冷却系による原子炉格納容器内の除熱）

31

備考玄海原子力発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

第 9.6－4 図 原子炉格納容器内の冷却等のための設備 系統概要図（4）（代替循環冷却系によるサプレッション・プール水の除熱）

32

備考玄海原子力発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

第 9.6－5 図 原子炉格納容器内の冷却等のための設備 系統概要図（5）（残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）による原子炉格納容器内の除熱）

33

備考玄海原子力発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第４９条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

第 9.6－6 図 原子炉格納容器内の冷却等のための設備 系統概要図（6）（残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）によるサプレッション・プール水の除熱）

34

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

9.6 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

9.3 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

9.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

9.6.1 概9.3.1 概要

9.7.1 概要

要

炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止する

炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するた

炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止する

ため、原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な重大事故等

め，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な重大事故等対処ため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な重大事故等対対処設備を設置及び保管する。

設備を設置及び保管する。

処設備を設置及び保管する。

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備の概略系統図を第 9.6.1 図から第 9.6.5 図に示す。

9.6.2 設計方針

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備の系統概要図を第 9.3－1 図から第 9.3－4 図に示す。

9.3.2 設計方針

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備の系統概要図を第 9.7－1 図から第 9.7－5 図に示す。

備考（KK との相違を記載）

本条文に旧定義「設計基準拡張
設備」はない。

9.7.2 設計方針

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備のうち、炉心の著しい損傷が原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備のうち，炉心の著しい損傷が原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備のうち，炉心の著しい損傷が発生した場合に原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるための設備とし発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉格納容器内

発生した場合に原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるための重大事故て以下の重大事故等対処設備(格納容器スプレイ、Ａ、Ｂ格納容器再循環ユニットの圧力及び温度を低下させるための設備として，格納容器圧力逃がし装置及び代等対処設備として，代替循環冷却系を設ける。また，代替循環冷却系に加え，多による格納容器内自然対流冷却、代替格納容器スプレイ及び移動式大容量ポンプ

替循環冷却系を設ける。

様性をもった重層的対策として格納容器圧力逃がし装置を設ける。

重複記載を適正化車を用いたＡ、Ｂ格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却)を設ける。

(1) 交流動力電源及び原子炉補機冷却機能が健全である場合に用いる設備
a． 格納容器スプレイ
重大事故等対処設備(格納容器スプレイ)として、原子炉格納容器スプレイ
設備の格納容器スプレイポンプ及び非常用炉心冷却設備の燃料取替用水タ(1) 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱(1) 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱

炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内の圧力及び温度

炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器の破損を防止すを低下させるための重大事故等対処設備として，格納容器圧力逃がし装置を使用るため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるための重大事故等対処する。

設備として，格納容器圧力逃がし装置を使用する。

ンクを使用する。

条文要求の記載より格納容器圧力逃がし装置は，フィルタ装置（フィルタ容器，スクラビング水， 記載内容の相違（先行Ｐより）

燃料取替用水タンクを水源とした格納容器スプレイポンプは、原子炉格納格納容器圧力逃がし装置は，フィルタ装置，よう素フィルタ，ラプチャーディ

金属フィルタ，よう素除去部），第一弁（Ｓ／Ｃ側），第一弁（Ｄ／Ｗ側），第二

容器内上部にあるスプレイリングのスプレイノズルより原子炉格納容器内

スク，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，原子炉格納容器内雰囲気ガスを不弁，第二弁バイパス弁，圧力開放板等で構成し，原子炉格納容器内雰囲気ガスに水を噴霧できる設計とする。具体的な設備は、以下のとおりとする。

活性ガス系等を経由して，フィルタ装置及びよう素フィルタへ導き，放射性物質

・格納容器スプレイポンプを低減させた後に原子炉建屋屋上に設ける放出口から排出することで，排気中に「等」：遠隔人力操作機構他具
体的な設備に後述
を不活性ガス系及び耐圧強化ベント系を経由して，フィルタ装置へ導き，放射 記載表現の相違，設備名称の相性物質を低減させた後に原子炉建屋屋上に設ける放出口から排出することで， 違・燃料取替用水タンク

含まれる放射性物質の環境への放出量を低減しつつ，原子炉格納容器内の圧力及排気中に含まれる放射性物質の環境への放出量を低減しつつ，原子炉格納容器

原子炉格納容器スプレイ設備を構成する格納容器スプレイ冷却器は、設計基準

び温度を低下できる設計とする。

内の圧力及び温度を低下できる設計とする。
記載内容の相違（先行Ｐより）事故対処設備の一部を流路として使用することから、流路に係る機能について重

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（以下，「フ

大事故等対処設備としての設計を行う。その他、設計基準事故対処設備である非ィルタベント」という。
）実施時の放出放射能量は，フィルタベント実施前に常用電源設備のディーゼル発電機及び原子炉格納施設の原子炉格納容器を重大事

格納容器放射線モニタで炉心状態を確認した上で，炉内内蔵量等の評価に基づ「等」とは，評価する事故シー

故等対処設備として使用する。

いて予め推定できる設計とする。また，フィルタベント実施中は，希ガスの総ケンスの違いを示す

b. Ａ、Ｂ格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却量を解析により算出した上で，フィルタ装置出口放射線モニタにより放出放射重大事故等対処設備(Ａ、Ｂ格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流

能量を推定できる設計とする。

冷却)として、格納容器換気空調設備のうち格納容器再循環装置のＡ、Ｂ格納容器

フィルタ装置は，フィルタ装置内のスクラビング水（水と薬液），金属フィ

再循環ユニット並びに原子炉補機冷却水設備のＡ、Ｂ原子炉補機冷却水ポンプ、フィルタ装置は，排気中に含まれる粒子状放射性物質及びガス状の無機よう素

Ａ原子炉補機冷却水冷却器及び原子炉補機冷却水サージタンク並びに窒素ボンベを除去し，よう素フィルタは，排気中に含まれる有機よう素を除去できる設計と(原子炉補機冷却水サージタンク用)及び可搬型温度計測装置(格納容器再循環ユする。

ニット入口温度/出口温度(ＳＡ)用)並びに原子炉補機冷却海水設備のＡ、Ｂ海水

記載表現の相違（先行Ｐより）

ルタ及びよう素除去部により原子炉格納容器内雰囲気ガスの放射性物質を捕集できる設計とする。
フィルタ装置は，フィルタの構造及び機能の健全性を維持し，かつ，捕集し記載内容の相違（先行Ｐより）た放射性よう素の再揮発を防止するために，捕集した放射性物質の崩壊熱等を

崩壊熱「等」には，スクラビン

1／30

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所考慮した設計とする。

ホンプを使用する。

備考
グ水の pH が該当

Ａ、Ｂ海水ポンプを用いてＡ原子炉補機冷却水冷却器へ海水を通水するととも格納容器圧力逃がし装置は，第一弁（Ｓ／Ｃ側）又は第一弁（Ｄ／Ｗ側）並に、原子炉補機冷却水の沸騰防止のため、原子炉補機冷却水サージタンクに窒素

びに第二弁又は第二弁バイパス弁の開操作により原子炉格納容器内雰囲気ガ

ボンベ(原子炉補機冷却水サージタンク用)を接続して窒素加圧し、Ａ、Ｂ原子炉

スの放射性物質をフィルタ装置で捕集した後，原子炉格納容器内雰囲気ガスを

東二は第一弁（Ｓ／Ｃ側）又は補機冷却水ポンプによりＡ、Ｂ格納容器再循環ユニットに原子炉補機冷却水を通大気放出し，第一弁（Ｓ／Ｃ側）又は第一弁（Ｄ／Ｗ側）の閉操作でその大気第一弁（Ｄ／Ｗ側）でベント停水することで格納容器内自然対流冷却ができる設計とする。また、可搬型温度計

放出を停止することができる設計とする。

止する測装置(格納容器再循環ユニット入口温度/出口温度(ＳＡ)用)は、Ａ、Ｂ格納容器

本系統はサプレッション・チェンバ及びドライウェルと接続し，いずれからも本系統は，サプレッション・チェンバ側及びドライウェル側のいずれからも再循環ユニット冷却水入口及び出口配管に取り付けられた検出器に接続し、冷却排気できる設計とする。サプレッション・チェンバ側からの排気ではサプレッシ

排気できる設計とする。サプレッション・チェンバ側からの排気ではサプレッ

水温度を監視することにより、Ａ、Ｂ格納容器再循環ユニットを使用した格納容ョン・チェンバの水面からの高さを確保し，ドライウェル側からの排気では，ダション・チェンバの水面からの高さを確保し，ドライウェル側からの排気では

器内自然対流冷却の状態を確認できる設計とする。

イヤフラム・フロア面からの高さを確保するとともに有効燃料棒頂部よりも高い

燃料有効長頂部よりも高い位置に接続箇所を設けることで，長期的にも溶融炉

具体的な設備は、以下のとおりとする。

位置に接続箇所を設けることで長期的にも溶融炉心及び水没の悪影響を受けない

心及び水没の悪影響を受けない設計とする。

・Ａ、Ｂ格納容器再循環ユニット

設計とする。
格納容器圧力逃がし装置は，排気中に含まれる可燃性ガスによる爆発を防ぐた

格納容器圧力逃がし装置は，排気中に含まれる可燃性ガスによる爆発を防ぐ

・Ａ原子炉補機冷却水冷却器

め，系統内を不活性ガス（窒素ガス）で置換した状態で待機させ，使用後においため，系統内を不活性ガス（窒素）で置換した状態で待機させ，系統内に可燃

・原子炉補機冷却水サージタンクても不活性ガスで置換できる設計とするとともに，系統内に可燃性ガスが蓄積す性ガス（水素）が蓄積する可能性のある箇所にはバイパスラインを設け，可燃・窒素ボンベ(原子炉補機冷却水サージタンク用)

る可能性のある箇所にはバイパスラインを設け，可燃性ガスを連続して排出でき性ガスを排出できる設計とするとともに，使用後においても不活性ガスで置換

・Ａ、Ｂ海水ポンプ

る設計とすることで，系統内で水素濃度及び酸素濃度が可燃領域に達することをできるよう，可搬型窒素供給装置を用いて系統内に窒素を供給できる設計とす

・可搬型温度計測装置(格納容器再循環ユニット入口温度/出口温度(ＳＡ)用)(3防止できる設計とする。

ることで，系統内で水素濃度及び酸素濃度が可燃領域に達することを防止でき・Ａ、Ｂ原子炉補機冷却水ポンプる設計とする。

号及び 4 号炉共用)(6.4 計装設備(重大事故等対処設備))
原子炉補機冷却海水設備を構成するＡ、Ｂ海水ストレーナは、設計基準事故対処

格納容器圧力逃がし装置は，他の発電用原子炉とは共用しない設計とする。ま

格納容器圧力逃がし装置は，他の発電用原子炉とは共用しない。また，格納設備の一部を流路として使用することから、流路に係る機能について重大事故等対た，格納容器圧力逃がし装置と他の系統・機器を隔離する弁は直列で 2 弁設置

容器圧力逃がし装置と他の系統・機器を隔離する弁は直列で 2 弁設置し，格納処設備としての設計を行う。その他、設計基準事故対処設備である非常用電源設備

し，格納容器圧力逃がし装置と他の系統・機器を確実に隔離することで，悪影響

容器圧力逃がし装置と他の系統・機器を確実に隔離することで，悪影響を及ぼのディーゼル発電機並びに原子炉格納施設の原子炉格納容器並びに非常用取水設備を及ぼさない設計とする。

さない設計とする。

重大事故等対処設備(代替格納容器スプレイ)として、常設電動注入ポンブ、

格納容器圧力逃がし装置の使用後に再度，代替格納容器スプレイ冷却系等によ達した場合には，スプレイを停止する運用とする。また，格納容器圧力逃がし

非常用炉心冷却設備の燃料取替用水タンク及び 2 次系補給水設備の復水タンク

り原子炉格納容器内にスプレイする場合は，原子炉格納容器が負圧とならないよ

装置使用後においても，可燃性ガスによる爆発及び格納容器の負圧破損を防止を使用する。

う，原子炉格納容器が規定の圧力に達した場合には，スプレイを停止する運用とするために，可搬型窒素供給装置を用いて格納容器内に不活性ガス（窒素）をする。

供給できる設計とする。

スプレイノズルより原子炉格納容器内に水を噴霧できる設計とする。常設電動格納容器圧力逃がし装置使用時の排出経路に設置される隔離弁は，遠隔手動弁
操作設備によって人力による操作が可能な設計とする。

格納容器圧力逃がし装置使用時の排出経路に設置される第一弁（Ｓ／Ｃ側），

東二では，気体の窒素を示す場
合は「ガス」をつけない

条文要求（爆発防止対策）である窒素供給装置を明記（技能1.7 との整合）
ベント停止後に窒素置換をする場合を考慮して「連続して」の表現を削除。

で操作が可能な設計とし，また，駆動源喪失時であっても人力により容易かつ電機より重大事故等対処用変圧器受電盤及び重大事故等対処用変圧器盤を経由

確実に開閉操作が可能な遠隔人力操作機構を有する設計とする。
遠隔手動弁操作設備の操作場所は，原子炉建屋内の原子炉区域外とし，必要に応じて遮蔽材を配置することで，放射線防護を考慮した設計とする。

東二は格納容器の除熱手段が確保された後にﾍﾞﾝﾄを停止することから再ｽﾌﾟﾚｲはない
設備，運用の相違（先行Ｐより）

記載方針の相違

第一弁（Ｄ／Ｗ側），第二弁及び第二弁バイパス弁は，中央制御室のスイッチ

注入ポンプは、ディーゼル発電機に加えて、代替電源設備である大容量空冷式発して給電できる設計とする。

ドライウェル床面～の記載は
燃料有効長頂部～に重複するため記載しない，記載表現の相違合は，原子炉格納容器が負圧とならないよう，原子炉格納容器が規定の圧力にc. 代替格納容器スプレイ

納容器スプレイ系統を介して、原子炉格納容器内上部にあるスプレイリングの記載表現の相違（先行Ｐより）

代替格納容器スプレイ冷却系等により原子炉格納容器内にスプレイする場の取水口、取水管路及び取水ピットを重大事故等対処設備として使用する。

燃料取替用水タンク又は復水タンクを水源とする常設電動注入ホンプは、格記載内容の相違（先行Ｐより）遠隔人力操作機構の操作場所は，炉心の著しい損傷時においても操作ができるよう，二次格納施設外とする。また，第二弁及び第二弁バイパス弁の操作を行う第二弁操作室は，必要な要員を収容可能な遮蔽に囲まれた空間とし，第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）にて正圧化することにより外気の記載表現の相違（先行Ｐより）条文要求への適合を明記（技能1.7 との整合）東二は予め遮蔽及び空気ボンベユニットを設置する

流入を一定時間遮断することで，格納容器圧力逃がし装置を使用する際のプル

2／30赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

ームの影響による操作員の被ばくを低減する設計とする。
設備の相違（東二にはＡＯ弁は

また，排出

ない）

経路に設置される隔離弁のうち空気作動弁については，原子炉建屋内の原子炉区
域外への遠隔空気駆動弁操作用ボンベの設置に加え必要に応じて遮蔽材を設置し，離れた場所から遠隔空気駆動弁操作設備の配管を経由して高圧窒素ガスを供給することにより，容易かつ確実に操作が可能な設計とする。また，排出経路に記載箇所の相違（東二は後述）設置される隔離弁のうち電動弁については，常設代替交流電源設備又は可搬型代
替交流電源設備からの給電により，中央制御室から操作が可能な設計とする。
系統内に設けるラプチャーディスクは，格納容器圧力逃がし装置の使用の妨げ

系統内に設ける圧力開放板は，原子炉格納容器の隔離機能として使用せず， 設備名称の相違，記載内容の相にならないよう，原子炉格納容器からの排気圧力と比較して十分に低い圧力で破格納容器圧力逃がし装置の使用の妨げにならないよう，原子炉格納容器からの違（先行Ｐより）裂する設計とする。

排気圧力と比較して十分に低い圧力で動作する設計とし，格納容器圧力逃がし

記載内容の相違（先行Ｐより）装置内を不活性ガス（窒素）で待機する際の大気との隔壁として設置する。
格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置等の周囲には遮蔽体を設け，格納容器

格納容器圧力逃がし装置の使用後に高線量となるフィルタ装置からの被ば圧力逃がし装置の使用時に本系統内に蓄積される放射性物質から放出される放射くを低減し，事故収束後の復旧作業等の妨げにならないよう，フィルタ装置は線から作業員を防護する設計とする。

フィルタ装置格納槽（地下埋設）内に設置し，周囲には遮蔽体を設ける設計と

記載表現の相違（先行Ｐより）する。
格納容器圧力逃がし装置使用時の排出経路に設置される第一弁（Ｓ／Ｃ側）， 記載方針，記載箇所の相違
第一弁（Ｄ／Ｗ側），第二弁及び第二弁バイパス弁は，常設代替交流電源設備
である常設代替高圧電源装置又は可搬型代替交流電源設備である可搬型代替
低圧電源車から給電できる設計とする。
格納容器圧力逃がし装置における水素濃度及び放射性物質濃度を監視でき

記載内容の相違（先行Ｐより）るよう，格納容器圧力逃がし装置の水素が蓄積する可能性のある配管にフィル
タ装置入口水素濃度を設け，フィルタ装置出口配管にフィルタ装置出口放射線
モニタ（高レンジ・低レンジ）を設ける。フィルタ装置入口水素濃度は常設代
替交流電源設備である常設代替高圧電源装置又は可搬型代替交流電源設備である可搬型代替低圧電源車から給電できる設計とする。また，フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）は，常設代替直流電源設備である緊急用 125V 系蓄電池又は可搬型代替直流電源設備である可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器から給電できる設計とする。
格納容器圧力逃がし装置を使用した場合，フィルタ装置に捕集した放射性物

記載内容の相違（先行Ｐより）質の崩壊熱によりスクラビング水が蒸発することでスクラビング水位は徐々に低下することから，放射性物質除去性能維持のため可搬型代替注水大型ポン
プによりフィルタ装置に水を供給できる設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。

具体的な設備は，以下のとおりとする。

・常設電動注入ポンプ

・フィルタ装置

・フィルタ装置・燃料取替用水タンク

・よう素フィルタ

具体的な設備は、以下のとおりとする。

記載表現の相違（先行Ｐより）

東二はフィルタ装置に一体型

・復水タンク・第一弁（Ｓ／Ｃ側）

・大容量空冷式発電機(10.2 代替電源設備)

・第一弁（Ｄ／Ｗ側）

記載内容の相違（先行Ｐより）3／30

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

・重大事故等対処用変圧器受電盤(10.2 代替電源設備)

・第二弁・重大事故等対処用変圧器盤(10.2 代替電源設備)

・第二弁バイパス弁

その他、設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機及び原子炉格納施設の原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用する。

備考

・第二弁操作室遮蔽条文要求「遮蔽又は遠隔等」に・第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）

該当する設備を記載

・差圧計・遠隔人力操作機構

・ラプチャーディスク

・圧力開放板

条文要求「爆発防止等」「負圧破損防止」に該当する設備を記載
設備名称の相違

・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・常設代替高圧電源装置（10.2 代替電源設備）

設備の相違

・可搬型代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・可搬型代替低圧電源車（10.2 代替電源設備）

・常設代替直流電源設備（10.2 代替電源設備）

・緊急用直流 125V 蓄電池（10.2 代替電源設備）

・可搬型直流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・可搬型整流器（10.2 代替電源設備）

・可搬型窒素供給装置

・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）
使用する系統は既述のため，流本系統の流路として，不活性ガス系，耐圧強化ベント系及び格納容器圧力逃が路としての記載をしない。

し装置の配管及び弁を重大事故等対処設備として使用する。

設備の相違（東二はＡＯ弁なまた，格納容器圧力逃がし装置使用時の排出経路に設置される隔離弁のうち空し）気作動弁に，高圧窒素ガスを供給するための流路として，遠隔空気駆動弁操作設
備の配管及び弁を重大事故等対処設備として使用する。
その他，設計基準対象施設である原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用する。

その他，設計基準事故対処設備である原子炉格納施設の原子炉格納容器を重

記載内容の相違（先行Ｐより）

大事故等対処設備として使用する。

※代替循環冷却系の多重化による変更箇所が分かる様にし(2) 全交流動力電源喪失又は原子炉補機冷却機能喪失時に用いる設備
a． 移動式大容量ホンプ車を用いたＡ、Ｂ格納容器再循環ユニットによる格納容
器内自然対流冷却(2) 代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱
炉心の著しい損傷が発生した場合に原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるための重大事故等対処設備として，代替循環冷却系を使用する。

(2) 代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器の破損を防止すている
条文要求の記載よりるため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるための重大事故等対処

全交流動力電源又は原子炉補機冷却機能が喪失した場合を想定した重大事故等対代替循環冷却系は，復水移送ポンプ，残留熱除去系熱交換器，配管・弁類，計処設備(移動式大容量ポンプ車を用いたＡ、Ｂ格納容器再循環ユニットによる格納容

測制御装置等で構成し，復水移送ポンプによりサプレッション・チェンバのプー

代替循環冷却系は，Ｍａｒｋ－Ⅱ型原子炉格納容器の特徴を踏まえ多重化設

器内自然対流冷却)として、格納容器換気空調設備のうち格納容器再循環装置のＡ、ル水を残留熱除去系熱交換器にて冷却し，残留熱除去系等を経由して，原子炉圧計とし，代替循環冷却系ポンプ，残留熱除去系熱交換器（Ａ）等で構成する。

Ｂ格納容器再循環ユニット並びに移動式大容量ホンプ車、燃料油貯蔵タンク、タン

力容器又は原子炉格納容器下部へ注水するとともに，原子炉格納容器内へスプレ

サプレッション・プールを水源とする代替循環冷却系ポンプは，残留熱除去系

クローリ及び可搬型温度計測装置(格納容器再循環ユニット入口温度/出口温度(Ｓイすることで原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下できる設計とする。原子炉

熱交換器（Ａ）にてサプレッション・プール水を冷却し，原子炉圧力容器又は「等」は，後述の具体的な設備。
経由する機器は，構成する機器と重複するので記載せず。

Ａ)用)を使用する。

圧力容器に注水された水は，原子炉圧力容器又は原子炉格納容器内配管の破断口

サプレッション・チェンバへ注水若しくは原子炉格納容器内へスプレイ可能で設備の相違（注水パターンが異設備として，代替循環冷却系を使用する。
設備の相違。

4／30

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

海を水源とする移動式大容量ポンプ車は、Ａ、Ｂ海水ストレーナブロー配管に可等から流出し，原子炉格納容器内へスプレイされた水とともに，格納容器ベント

あり，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下できる設計とする。原子炉圧力搬型ホースを接続、又は海水母管戻り配管を取り外して可搬型ホースを接続し、原管に設けられている連通孔を経て，サプレッション・チェンバに戻ることで循環容器に注水された水は，原子炉圧力容器又は原子炉格納容器内配管の破断口等

子炉補機冷却水系統を介して、Ａ、Ｂ格納容器再循環ユニットへ海水を直接供給すする。

ることで格納容器内自然対流冷却ができる設計とする。また、可搬型温度計測装置(格納容器再循環ユニット入口温度/出口温度(ＳＡ)用)は、Ａ、Ｂ格納容器再循環ユニット冷却水入口及び出口配管に取り付けられた検出器に接続し、冷却水温度を監視することにより、Ａ、Ｂ格納容器再循環ユニットを使用した格納容器内自然対流
冷却の状態を確認できる設計とする。
移動式大容量ポンプ車の燃料は、燃料油貯蔵タンクよりタンクローリを用いて補給できる設計とする。

代替循環冷却系は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

東海第二発電所

備考
なる）「破断口等」は，冷却水のあらゆる漏えい経路を差すから流出し，原子炉格納容器内のドライウェルへスプレイされた水とともに， 「連通孔」はＡＢＷＲ特有の設備で東二にはない
格納容器ベント管を経て，サプレッション・プールに戻ることで循環する。
代替循環冷却系は，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置から設備の相違給電が可能な設計とする。

残留熱除去系熱交換器は，代替循環冷却系で使用する代替原子炉補機冷却系の残留熱除去系熱交換器（Ａ）は，残留熱除去系海水ポンプ及び残留熱除去系

熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）により冷却できる設

海水ストレーナで構成する残留熱除去系海水系又は緊急用海水ポンプ及び緊計とする。

急用海水ストレーナで構成する緊急用海水系により冷却できる設計とする。

設備の相違

代替原子炉補機冷却系は，代替原子炉補機冷却水ポンプ及び熱交換器を搭載し海を水源とした残留熱除去系海水系は，残留熱除去系海水ポンプにて非常用設備の相違（残留熱除去系及びた熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用），配管・ホース・取水設備である貯留堰，取水路及び取水ピットを通じて海水を取水し，残留熱

緊急用海水系は 5.10 最終ヒ

弁類，計測制御装置等で構成し，熱交換器ユニットを原子炉補機冷却系に接続除去系海水ポンプ出口に設置される残留熱除去系海水ストレーナにより異物

ートシンクへ熱を輸送するた

し，大容量送水車（熱交換器ユニット用）により熱交換器ユニットに海水を送水を除去し，冷却水として残留熱除去系熱交換器（Ａ）に供給できる設計とする。 めの設備と整合）することで，残留熱除去系熱交換器で発生した熱を最終的な熱の逃がし場である海へ輸送できる設計とする。
大容量送水車（熱交換器ユニット用）の燃料は，燃料補給設備である軽油タン
ク及びタンクローリ（4kL）により補給できる設計とする。

海を水源とした緊急用海水系は，緊急用海水ポンプにて非常用取水設備であるＳＡ用海水ピット，海水引込み管，ＳＡ用海水ピット取水塔，緊急用海水取
水管及び緊急用海水ポンプピットを通じて海水を取水し，緊急用海水ポンプ出口に設置される緊急用海水ストレーナにより異物を除去し，冷却水として残留熱除去系熱交換器（Ａ）に供給できる設計とする。

具体的な設備は、以下のとおりとする。

主要な設備は，以下のとおりとする。

具体的な設備は，以下のとおりとする。

記載表現の相違（先行Ｐより）・Ａ、Ｂ格納容器再循環ユニット

・復水移送ポンプ

・代替循環冷却系ポンプ

設備の相違

・移動式大容量ポンプ車(3 号及び 4 号炉共用)・残留熱除去系熱交換器

・残留熱除去系熱交換器（Ａ）（5.4 残留熱除去系）

記載内容の相違・燃料油貯蔵タンク(重大事故等時のみ 3 号及び 4 号炉共用)(10.2 代替電源設

・熱交換器ユニット（6 号及び 7 号炉共用）・残留熱除去系海水ポンプ（5.4 残留熱除去系）

設備の相違（技能 1.7 との整備)

・大容量送水車（熱交換器ユニット用）（6 号及び 7 号炉共用）・残留熱除去系海水ストレーナ（5.4 残留熱除去系）

合）・タンクローリ(3 号及び 4 号炉共用)(10.2 代替電源設備)

・緊急用海水ポンプ（5.10 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備） 設備の相違

・可搬型温度計測装置(格納容器再循環ユニット入口温度/出口温度(ＳＡ)用)(3・緊急用海水ストレーナ（5.10 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設号及び 4 号炉共用)(6.4 計装設備(重大亨故等対処設備))

設備の相違

備）
・サプレッション・チェンバ（5.7 重大事故等の収束に必要となる水の供給設
備）
・常設代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・サプレッション・プール（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給

記載表現の相違

設備）
・常設代替高圧電源装置（10.2 代替電源設備）

設備の相違

・可搬型代替交流電源設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）
・代替所内電気設備（10.2 代替電源設備）
・燃料補給設備（6 号及び 7 号炉共用）（10.2 代替電源設備）
原子炉補機冷却海水設備を構成するＡ、Ｂ海水ストレーナ及び原子炉補機冷却

代替循環冷却系の流路として，高圧炉心注水系，復水補給水系の配管及び弁，水設備を構成するＡ原子炉補機冷却水冷却器は、設計基準事故対処設備の一部を給水系の配管，弁及びスパージャ，残留熱除去系の配管，弁，ストレーナ及びポ流路として使用することから、流路に係る機能について重大事故等対処設備としンプ並びに格納容器スプレイ・ヘッダを重大事故等対処設備として使用する。

ての設計を行う。その他、設計基準事故対処設備である原子炉格納施設の原子炉
格納容器並びに非常用取水設備の取水口、取水管路及び取水ピットを重大事故等対処設備として使用する。

代替原子炉補機冷却系の流路として，原子炉補機冷却系の配管，弁及びサージタンク並びにホースを重大事故等対処設備として使用する。

使用する系統（残留熱除去系）
代替循環冷却系を構成する残留熱除去系ポンプは，設計基準事故対処設備のは既述のため，流路としての記

5／30

玄海発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

玄海原子力発電所 ３／４号炉
b, 代替格納容器スプレイ
全交流動力電源喪失又は原子炉補機冷却機能が喪失した場合を想定した重大事
故等対処設備(代替格納容器スプレイ)として、常設電動注入ポンプ、非常用炉心冷却設備の燃料取替用水タンク及び 2 次系補給水設備の復水タンクを使用する。
燃料取替用水タンク又は復水タンクを水源とする常設電動注入ポンプは、格納容器スプレイ系統を介して、原子炉格納容器内上部にあるスプレイリングのスプ

その他，設計基準対象施設である原子炉圧力容器及び原子炉格納容器を重大事
故等対処設備として使用する。
その他，設計基準事故対処設備である非常用取水設備の海水貯留堰，スクリー

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

東海第二発電所
一部を流路として使用することから，流路に係る機能について重大事故等対処

載をしない。

設備としての設計を行う。

残留熱除去系ポンプ（Ａ）をポ

その他，設計基準事故対処設備である原子炉圧力容器及び原子炉格納施設の原子炉格納容器並びに非常用取水設備の貯留堰，取水路及び取水ピットを重大

ンプは、代替電源設備である大容量空冷式発電機より重大事故等対処用変圧器受

残留熱除去系熱交換器（Ａ）は，設計基準事故対処設備であるとともに重大事

電盤及び重大事故等対処用変圧器盤を経由して給電できる設計とする。

故等時においても使用するため，「1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方

具体的な設備は、以下のとおりとする。

針」に示す設計方針を適用する。ただし，多様性，位置的分散を考慮すべき対・常設電動注入ポンプ

象の設計基準事故対処設備はないことから，「1.1.7 重大事故等対処設備に関・燃料取替用水タンクする基本方針」のうち多様性，位置的分散の設計方針は適用しない。

・重大事故等対処用変圧器受電盤(10.2 代替電源設備)
・重大事故等対処用変圧器盤(10.2 代替電源設備)
その他、設計基準事故対処設備である原子炉格納施設の原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用する。
ディーゼル発電機は、設計基準事故対処設備であるとともに、重大事故等時においても使用するため、「1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針」に示す
設計方針を適用する。ただし、多様性、位置的分散等を考慮すべき対象の設計基

設備の相違

ン室及び取水路を重大事故等対処設備として使用する。
「9.7.2(2) 代替循環冷却系による格納容器内の減圧及び除熱」に使用する・大容量空冷式発電機(10.2 代替電源設備)

ンプスルーで使用する。

事故等対処設備として使用する。

レイノズルより原子炉格納容器内に水を噴霧できる設計とする。常設電動注入ポ

・復水タンク

備考

原子炉圧力容器については，「5.1 原子炉圧力容器及び一次冷却材設備」に記載する。
サプレッション・チェンバについては，「5.7 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備」に記載する。

原子炉圧力容器については，「3.5 原子炉圧力容器」に示す。残留熱除去系

記載内容の相違（先行Ｐより）

記載内容の相違

熱交換器（Ａ）及び残留熱除去系海水系については，「5.4 残留熱除去系」に示す。緊急用海水ポンプ及び緊急用海水ストレーナについては，「5.10 最終ヒ

設備の相違

ートシンクへ熱を輸送するための設備」に示す。原子炉格納容器については，

原子炉格納容器については，「9.1 原子炉格納施設」に記載する。

「9.1 原子炉格納施設」に示す。サプレッション・プールについては，「9.12

記載内容の相違

常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，常設代替直流電源設備，可重大事故等の収束に必要となる水の供給設備」にて示す。常設代替高圧電源装

設備の相違

搬型直流電源設備，代替所内電気設備及び燃料補給設備については，「10.2 代替

置，可搬型代替低圧電源車，緊急用直流 125V 蓄電池及び可搬型整流器につい電源設備」に記載する。

ては，「10.2 代替電源設備」にて示す。非常用取水設備の貯留堰，取水路，取非常用取水設備については，「10.8 非常用取水設備」に記載する。

水ピット，ＳＡ用海水ピット，海水引込み管，ＳＡ用海水ピット取水塔，緊急準事故対処設備はないことから、「1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方

用海水取水管及び緊急用海水ポンプピットについては，「10.8 非常用取水設

針」のうち多様性、位置的分散等の設計方針は適用しない。

備 10.8.2 重大事故等時」に示す。

ディーゼル発電機、大容量空冷式発電機、燃料油貯蔵タンク、タンクローリ、重大事故等対処用変圧器受電盤及び重大事故等対処用変圧器盤については、「10.2
代替電源設備」にて記載する。可搬型温度計測装置(格納容器再循環ユニット入口
温度/出口温度(ＳＡ)用)については、「6.4 計装設備(重大事故等対処設備)」にて記載する。原子炉格納施設の原子炉格納容器については、「9.1 原子炉格納施
設 9.1.2 重大事故等時」にて記載する。非常用取水設備の取水口、取水管路及び取水ピットについては、「10.8 非常用取水設備 10.8.2 重大事故等時」にて
記載する。

6／30

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

玄海原子力発電所 ３／４号炉
9.6.2.1 多様性、位置的分散
基本方針については、「1.1.7.1 多様性、位置的分散、悪影響防止等」に示す。

9.3.2.1 多様性，位置的分散
基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示

東海第二発電所
9.7.2.1 多様性，位置的分散
基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

す。

移動式大容量ポンプ車を用いたＡ、Ｂ格納容器再循環ユニットによる格納

格納容器圧力逃がし装置及び代替循環冷却系は，共通要因によって同時に機能

格納容器圧力逃がし装置は，大気を最終ヒートシンクとし，代替循環冷却系

容器内自然対流冷却は、移動式大容量ポンプ車の駆動源を空冷式のディーゼを損なわないよう，原理の異なる冷却及び原子炉格納容器内の減圧手段を用いる

は，海を最終ヒートシンクとする原理の異なる冷却及び原子炉格納容器内の減圧ル駆動とすることで、電動の原子炉補機冷却水ポンプ及び海水ホンプに対しことで多様性を有する設計とする。

手段を用いることで共通要因によって同時に機能を損なわないよう多様性を有す

移動式大容量ポンプ車は、3 号炉の原子炉周辺建屋内のディーゼル発電機、原子炉補助建屋内の原子炉補機冷却水ポンプ及び屋外の海水ポンプ、並びに記載内容の相違る設計とする。

て、多様性を持つ設計とする。また、原子炉補機冷却水ポンプ及び海水ポン
プの電源であるディーゼル発電機に対して、多様性を持つ設計とする。

備考

格納容器圧力逃がし装置及び代替循環冷却系は，非常用交流電源設備に対して格納容器圧力逃がし装置は，非常用交流電源設備に対して多様性を有する常設

多様性を有する常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電に代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電により駆動できる設計より駆動できる設計とする。

とする。
また，代替循環冷却系は，非常用交流電源設備に対して多様性を有する常設代

4 号炉の原子炉周辺建屋内のディーゼル発電機及び原子炉補機冷却水ポンプ

設備の相違

給電元の明示替交流電源設備からの給電により駆動できる設計とする。

並びに屋外の海水ポンプと離れた位置に分散して保管することで、位置的分
格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置及びよう素フィルタ並びにラプチャー

格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置は，原子炉建屋近傍のフィルタ装置格

設備の相違（東二のフィルタ装移動式大容量ポンプ車の接続口は、屋外に 2 箇所設置する設計とする。

ディスクは原子炉建屋近傍の屋外に設置し，代替循環冷却系の復水移送ポンプは納槽（地下埋設）に，第二弁操作室遮蔽，第二弁操作室空気ボンベユニット（空置は地下埋設の格納槽に設置）

クラゲ等の海生生物からの影響に対し、移動式大容量ポンプ車は、複数の廃棄物処理建屋内に，残留熱除去系熱交換器及びサプレッション・チェンバは原気ボンベ）及び差圧計は原子炉建屋付属棟に，圧力開放板は原子炉建屋近傍の屋

子炉建屋内に設置することで共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置外に設置することで，原子炉建屋原子炉棟内に設置する代替循環冷却系ポンプ，

的分散を図る設計とする。

サプレッション・プール及び残留熱除去系熱交換器（Ａ）に対して共通要因によ散を図る設計とする.

取水箇所を選定できる設計とする。
代替格納容器スプレイ時において常設電動注入ポンプは、ディーゼル発電機に対して多様性を持った大容量空冷式発電機から給電できる設計とする。

って同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
可搬型窒素供給装置は，原子炉建屋から離れた屋外に分散して保管することで，原子炉建屋原子炉棟内に設置する代替循環冷却系ポンプ，サプレッション・

具体的な設備にあげた設備について記載

プール及び残留熱除去系熱交換器に対して共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
代替循環冷却系に使用する代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容

設備の相違（東二の緊急用海水量送水車（熱交換器ユニット用）は，格納容器圧力逃がし装置から離れた屋外に

系は 5.10 最終ヒートシンクへ分散して保管することで，格納容器圧力逃がし装置と共通要因によって同時に機熱を移送するための設備に記能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。

載）

熱交換器ユニットの接続口は，共通要因によって接続できなくなることを防止するため，互いに異なる複数箇所に設置し，かつ格納容器圧力逃がし装置との離隔を考慮した設計とする。
電源設備の多様性、位置的分散については「10.2 代替電源設備」にて記載する。

電源設備の多様性，位置的分散については「10.2 代替電源設備」に記載す

電源設備の多様性，位置的分散については，「10.2 代替電源設備」に示す。

る。

クラゲ等の海生生物からの影響に対し、Ａ、Ｂ海水ポンプは、多重性を有する設計とする。

7／30

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

玄海原子力発電所 ３／４号炉
9.6.2.2 悪影響防止
基本方針については、「1.1.7.1 多様性、位置的分散、悪影響防止等」に示す。

9.3.2.2 悪影響防止
基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示

東海第二発電所
9.7.2.2 悪影響防止
基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

す。

格納容器スプレイに使用する格納容器スプレイポンプ、燃料取替用水タン

格納容器圧力逃がし装置は，通常時は弁により他の系統と隔離し，重大事故等

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱に使用する

ク及び格納容器スプレイ冷却器は、設計基準対象施設として使用する場合と時に弁操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設フィルタ装置は，通常待機時は弁により他の系統と隔離し，重大事故等時に弁操同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用することから、他の設備に悪備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，格納容器圧力逃がし装置は，重大事

作により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響影響を及ぼさない設計とする。

故等時の排出経路と非常用ガス処理系，原子炉区域・タービン区域換気空調系等を及ぼさない設計とする。また，フィルタ装置は，重大事故等時の排出経路に繋Ａ、Ｂ格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却に使用するの他系統及び機器との間に隔離弁を直列に 2 弁設置し，格納容器圧力逃がし装置

がる換気空調系，原子炉建屋ガス処理系及び耐圧強化ベント系の系統及び機器とＡ、Ｂ格納容器再循環ユニット、Ａ、Ｂ原子炉補機冷却水ポンプ、Ａ原子炉使用時に確実に隔離することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

の間に隔離弁を直列に各 2 弁設置し，格納容器圧力逃がし装置使用時に確実に隔補機冷却水冷却器、原子炉補機冷却水サージタンク、Ａ、Ｂ海水ポンプ及び記載方針の相違（具体的な設備
を明記）

設備の相違

離することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

Ａ、Ｂ海水ストレーナは、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱に使用する構成で重大事故等対処設備として使用することから、他の設備に悪影響を及第二弁操作室遮蔽，第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）及び差圧計

ぼさない設計とする。Ａ、Ｂ格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然は，通常待機時は使用しない系統であり，他の設備から独立して単独で使用可能

対流冷却に使用する窒素ボンベ(原子炉補機冷却水サージタンク用)は、通常なことにより他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，第二弁操作室空時に接続先の系統と分離された状態であること及び重大事故等時は重大事

気ボンベユニット（空気ボンベ）は，転倒のおそれがないよう固縛して保管する

故等対処設備としての系統構成とすることで、他の設備に悪影響を及ぼさなことで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

い設計とする。

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱に使用する代替格納容器スプレイに使用する常設電動注入ポンプ、燃料取替用水タン

可搬型窒素供給装置は，設置場所において輪止め又は車両転倒防止装置により固ク及び復水タンクは、弁操作等によって、設計基準対象施設として使用する

具体的な設備にあげた設備について記載

具体的な設備にあげた設備について記載

定することで他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

系統構成から重大事故等対処設備としての系統構成とすることで、他の設備

代替循環冷却系は，通常時は弁により他の系統と隔離し，重大事故等時に弁操代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱に使用する代替循環に悪影響を及ぼさない設計とする。また、放射性物質を含む系統と含まない

作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影

冷却系ポンプは，通常待機時は弁により他の系統と隔離し，重大事故等時に弁操系統を区分するため、通常時に燃料取替用水タンクと復水タンクをディスタ

響を及ぼさない設計とする。また，サプレッション・チェンバのプール水に含ま作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影

ンスピースで分離する設計とする。

れる放射性物質の系外放出を防止するため，代替循環冷却系は閉ループにて構成

響を及ぼさない設計とする。また，サプレッション・プール水に含まれる放射性する設計とする。

物質の系外放出を防止するため，代替循環冷却系は閉ループにて構成する設計と移動式大容量ポンプ車を用いたＡ、Ｂ格納容器再循環ユニットによる格納

備考

容器内自然対流冷却に使用するＡ、Ｂ格納容器再循環ユニット、Ａ、Ｂ海水

記載方針の相違（具体的な設備
を明記）

する。

ストレーナ及びＡ原子炉補機冷却水冷却器は、弁操作等によって、設計基準

代替循環冷却系に使用する代替原子炉補機冷却系は，通常時は熱交換器ユニッ

設備の相違（東二の緊急用海水対象施設として使用する系統構成から重大事故等対処設備としての系統構

トを接続先の系統と分離して保管し，重大事故等時に接続，弁操作等により重大

系は 5.10 最終ヒートシンクへ

成とすることで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。移動式大容量

事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない

熱を移送するための設備に記ポンプ車を用いたＡ、Ｂ格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流設計とする。また，原子炉補機冷却系と代替原子炉補機冷却系を同時に使用しな

載）冷却に使用する移動式大容量ポンプ車は、通常時に接続先の系統と分離されいことにより，相互の機能に悪影響を及ぼさない設計とする。

た状態であること及び重大事故等時は重大事故等対処設備としての系統構
成とすることで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また、移動式
大容量ポンプ車より供給される海水を含む系統と含まない系統を区分するため、通常時に原子炉補機冷却水系統と原子炉補機冷却海水系統をディスタ

熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，治具や輪留めによる固定等をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，飛散物となって他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

ンスビースで分離する設計とする。さらに、移動式大容量ポンプ車は、設置場所において車輪止めによって固定をすることで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

8／30

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

玄海原子力発電所 ３／４号炉
9.6.2.3 容量等

9.3.2.3 容量等

東海第二発電所
9.7.2.3 容量等

基本方針については、「1.1.7.2 容量等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

炉心の著しい損傷が発生した場合における原子炉格納容器の破損を防止す

格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置及びよう素フィルタは，想定される重格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱に使用するるために格納容器スプレイとして使用する格納容器スプレイポンプは、設計

大事故等時において，原子炉格納容器内を減圧させるため，原子炉格納容器内でフィルタ装置，第一弁（Ｓ／Ｃ側），第一弁（Ｄ／Ｗ側），第二弁，第二弁バイパ

基準事故時の原子炉格納容器の冷却による減圧機能と兼用しており、設計基発生する蒸気量に対して，格納容器圧力逃がし装置での圧力損失を考慮しても十ス弁及び圧力開放板は，重大事故等時において，原子炉格納容器内を減圧させる

準事故時に使用する場合のポンプ流量が、原子炉格納容器内ヘスプレイする分な排出流量を有する設計とする。

ため，原子炉格納容器内で発生する蒸気量に対して格納容器圧力逃がし装置での場合に原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要なポンプ

備考

記載内容の相違（具体的な設備を明記）

圧力損失を考慮しても十分な排出流量を有する設計とする。

流量に対して十分であるため、設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。

フィルタ装置は，想定される重大事故等時において，粒子状放射性物質に対す

格納容器スプレイとして使用する燃料取替用水タンクは、原子炉格納容器る除去効率が 99.9%以上確保できる設計とする。また，スクラバ水の待機時の薬が 99.9％以上確保できる設計とする。また，スクラビング水の待機時の薬剤添への注水量に対し、淡水又は海水を補給するまでの間、水源を確保できる十物添加濃度は，想定される重大事故等時のスクラバ水の pH 値の低下を考慮して加濃度は，重大事故等時のスクラビング水のｐＨ値の低下を考慮しても，無機よ分なタンク容量を有する設計とする。

も，無機よう素に対する除去効率が 99.9%以上確保できる pH 値を維持できる設う素に対する除去効率が 99％以上確保可能なｐＨ値を維持できる設計とする。

設備の相違，適正化

炉心の著しい損傷が発生した場合における原子炉格納容器の破損を防止計とする。フィルタ装置は，サプレッション・チェンバへの排水及び薬液注入にフィルタ装置のスクラビング水は，補給による水位の確保及びサプレッション・設備，運用の相違（東二は予めするために格納容器内自然対流冷却として使用するＡ、Ｂ格納容器再循環ユよるスクラバ水の pH 値の調整が可能な設計とする。フィルタ装置の金属フィル

プールへの移送が可能な設計とする。フィルタ装置の金属フィルタは，重大事故

事故後にアルカリ薬剤を追加

ニットは、格納容器再循環ユニットに原子炉補機冷却水又は海水を通水させタは，想定される重大事故等時において，金属フィルタに流入するエアロゾル量

等時において，金属フィルタに流入するエアロゾル量に対して十分な容量を有す

しなくても良い濃度とする。
）

ることで、格納容器再循環ユニットでの圧力損失を考慮しても原子炉格納容に対して十分な容量を有する設計とする。

る設計とする。

器内の圧力及び温度を低下させることができる伝熱容量を有する設計とす

よう素フィルタの銀ゼオライト吸着層は，想定される排気ガスの流量に対しフィルタ装置は，重大事故等時において，粒子状放射性物質に対する除去効率

よう素除去部の銀ゼオライト吸着層は，想定される排気ガスの流量に対して有設備名称の相違

設備の相違（東二のよう素除去て，有機よう素に対する除去効率が 98%以上となるために必要な排気ガス滞留時

機よう素に対する除去効率が 98％以上となるために必要な排気ガス滞留時間を部はフィルタ装置に内蔵）

炉心の著しい損傷が発生した場合における原子炉格納容器の破損を防止

間を確保できる吸着層の厚さ及び有効面積を有する設計とする。ラプチャーディ確保できる吸着層の厚さ及び有効面積を有する設計とする。圧力開放板は，格納設備名称の相違するために格納容器内自然対流冷却として使用するＡ、Ｂ原子炉補機冷却水

スクは，格納容器圧力逃がし装置の使用の妨げにならないよう，原子炉格納容器

容器圧力逃がし装置の使用の妨げにならないよう，原子炉格納容器からの排気圧ポンプ、 Ａ原子炉補機冷却水冷却器、原子炉補機冷却水サージタンク及びからの排気圧力と比較して十分に低い圧力で破裂する設計とする。

力と比較して十分に低い圧力で破裂する設計とする。

る。

Ａ、Ｂ海水ポンプは、設計基準事故時の原子炉補機冷却水系統及び原子炉補格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱に使用する第機冷却海水系統の機能と兼用しており、設計基準事故時のポンプ流量、伝熱二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）は，炉心の著しい損傷時において容量及びタンク容量が、炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉格納容器

も，現場において，人力で第二弁又は第二弁バイパス弁の操作ができるよう第二内の圧力及び温度を低下させるために必要なポンプ流量、伝熱容量及びタン弁操作室を正圧化することにより操作員の放射線防護に必要な容量を有するもの

ク容量に対して十分であるため、設計基準事故対処設備と同仕様で設計すを 1 セット 19 本使用する。保有数は，1 セット 19 本に加えて，故障時及び保守る。

点検による待機除外時の予備として 5 本の合計 24 本を保管する。

窒素ボンベ(原子炉補機冷却水サージタンク用)は、格納容器内自然対流冷

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱に使用する差却を実施する際に、原子炉補機冷却水の沸騰を防止するため原子炉補機冷却

圧計は，第二弁操作室と周囲の差圧の基準値を上回る範囲を測定できる設計とす

水サージタンク気相部を必要な圧力まで加圧できるボンベ容量を有するもる。

のを 1 セット 6 個使用する。保有数は 1 セット 6 個、保守点検は目視点検で代替循環冷却系の復水移送ポンプは，設計基準対象施設の復水補給水系と兼用

具体的な設備にあげた設備について記載

具体的な設備にあげた設備について記載

代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱に使用する代替循環

記載内容の相違（用途を明記）あり、保守点検中でも使用可能であるため、保守点検用は考慮せずに、故障しており，設計基準対象施設としての復水移送ポンプ 2 台におけるポンプ流量

冷却系ポンプは，原子炉格納容器の過圧破損防止に必要となる原子炉圧力容器及設備の相違（東二は既設備流用

時のバックアップ用として 1 個の合計 7 個を保管する。

が，炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器の破損を防止す

び原子炉格納容器に注水可能なポンプ流量を有する設計とする。代替循環冷却系

ではなく，新規設備）

るために必要な流量に対して十分であるため，設計基準対象施設と同仕様で設計

ポンプは，2 個設置する設計とする。

炉心の著しい損傷が発生した場合における原子炉格納容器の破損を防止するために代替格納容器スプレイとして使用する常設電動注入ポンプは、炉心の著しい損傷が発生した場合の圧力及び温度を低下させるために必要なする。
代替循環冷却系の残留熱除去系熱交換器は，設計基準事故対処設備の残留熱除代替循環冷却系の残留熱除去系熱交換器（Ａ）は，設計基準事故対処設備の残去系と兼用しており，設計基準事故対処設備としての伝熱容量が，炉心の著しい留熱除去系と兼用しており，設計基準事故対処設備としての伝熱容量が，炉心の代替格納容器スプレイとして使用する燃料取替用水タンク及び復水タン

損傷が発生した場合において，原子炉格納容器の破損を防止するために必要な伝著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器の破損を防止するために必

クは、
原子炉格納容器への注水量に対し、
淡水又は海水を補給するまでの間、熱容量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。

要な伝熱容量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備と同仕様で設計す

ポンプ流量を有する設計とする。

記載内容の相違9／30

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所備考る。

水源を確保できる十分なタンク容量を有する設計とする。
移動式大容量ポンプ車は、格納容器内自然対流冷却として 3 号炉及び 4 号

代替循環冷却系で使用する代替原子炉補機冷却系は，炉心の著しい損傷が発生

設備の相違（東二の緊急用海水炉で同時使用した場合に必要なポンプ流量を有するものを 1 セット 1 台使

した場合において，代替原子炉補器冷却系での圧力損失を考慮しても原子炉格納系は 5.10 最終ヒートシンクへ用する。保有数は 3 号炉及び 4 号炉で 2 セット 2 台、故障時及び保守点検に容器の破損を防止するために必要な伝熱容量を有する設計とする。

熱を移送するための設備に記よる待機除外時のバックアップ用として 1 台の合計 3 台(3 号及び 4 号炉共用)を保管する。

代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニッ

載）ト用）は，炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去系熱交換器で発生した熱を除去するために必要な伝熱容量及びポンプ流量を有する熱交換器ユニット 1 セット 1 式と大容量送水車（熱交換器ユニット用）1 セット 1 台を使用する。熱交換器ユニットの保有数は，6 号及び 7 号炉共用で 4 セット 4 式に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 式（6号及び 7 号炉共用）の合計 5 式を保管する。大容量送水車（熱交換器ユニット用）の保有数は，6 号及び 7 号炉共用で 4 セット 4 台に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として 1 台（6 号及び 7 号炉共用）の合計 5 台を保管する。
また，代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，想定される重大事故等時において，代替循環冷却系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱と燃料プール冷却浄化系による使用済燃料プールの除熱を同時に使用するため，各系統の必要な流量を同時に確保できる容量を有する設計とする。

10／30

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

玄海原子力発電所 ３／４号炉
9.6.2.4 環境条件等
基本方針については、「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

9.3.2.4 環境条件等
基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

東海第二発電所

備考

9.7.2.4 環境条件等
基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

格納容器スプレイポンプ、格納容器スプレイ冷却器、Ａ、Ｂ原子炉補機冷

格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置，よう素フィルタ及びラプチャーディ

格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置は，原子炉建屋近傍のフィルタ装置

設備の相違（東二のフィルタ装

却水ポンプ、Ａ原子炉補機冷却水冷却器、原子炉補機冷却水サージタンク及

スクは，屋外に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設格納槽（地下埋設）に，第一弁（Ｓ／Ｃ側），第一弁（Ｄ／Ｗ側），第二弁，第置は地下埋設の格納槽に設置）

び常設電動注入ポンプは、原子炉補助建屋内に設置し、重大事故等時におけ計とする。

二弁バイパス弁及び遠隔人力操作機構（操作部を除く）は，原子炉建屋原子炉

記載内容の相違（先行Ｐより）棟内に，遠隔人力操作機構（操作部），第二弁操作室遮蔽，第二弁操作室空気ボ

具体的な設備にあげた設備に格納容器スプレイポンプ及びＡ、Ｂ原子炉補機冷却水ポンプの操作は中央

ンベユニット（空気ボンベ）及び差圧計は，原子炉建屋付属棟内に，圧力開放

ついて記載

制御室で可能な設計とする。常設電動注入ポンプの操作は中央制御室及び設

板は，原子炉建屋近傍の屋外に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮

置場所と異なる区画で可能な設計とする。

した設計とする。

る環境条件を考慮した設計とする。

格納容器圧力逃がし装置の排出経路に設置される隔離弁のうち原子炉建屋内に格納容器圧力逃がし装置の排出経路に設置される第一弁（Ｓ／Ｃ側），第一弁

記載表現の相違設置する弁の操作は，原子炉建屋内の原子炉区域外への遠隔手動弁操作設備の設（Ｄ／Ｗ側），第二弁及び第二弁バイパス弁は，中央制御室から操作が可能な設計記載箇所の相違

置及び必要に応じた遮蔽材の設置により，想定される重大事故等時において，離とする。また，これらの弁の遠隔人力操作機構の操作部を原子炉建屋原子炉棟外

記載内容の相違（先行Ｐより）れた場所から人力で容易かつ確実に手動操作が可能な設計とする。また，排出経へ設け，必要に応じた遮蔽の設置並びに第二弁操作室遮蔽，第二弁操作室空気ボ

設備の相違

窒素ボンベ(原子炉補機冷却水サージタンク用)は、原子炉補助建屋内に保路に設置される隔離弁のうち空気作動弁については，原子炉建屋内の原子炉区域

ンベユニット（空気ボンベ）及び差圧計を設置することにより重大事故等時にお管及び設置し、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。操作

外への遠隔空気駆動弁操作用ボンベの設置に加え必要に応じて遮蔽材を設置し，いて，離れた場所から人力で容易かつ確実に手動操作が可能な設計とする。

は設置場所で可能な設計とする。

離れた場所から遠隔空気駆動弁操作設備の配管を経由して高圧窒素ガスを供給す

燃料取替用水タンクは、燃料取替用水タンク建屋内に設置し、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
Ａ、Ｂ格納容器再循環ユニットは、原子炉格納容器内に設置し、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

Ａ、Ｂ海水ポンプ及びＡ、Ｂ海水ストレーナは、屋外に設置し、重大事故

ることにより，容易かつ確実に操作が可能な設計とする。また，排出経路に設置

等時における環境条件を考慮した設計とする。Ａ、Ｂ海水ポンプの操作は中される隔離弁のうち電動弁については，中央制御室から操作が可能な設計とす

央制御室で可能な設計とする。

る。フィルタ装置，よう素フィルタの周囲及び必要に応じて配管等の周囲に遮蔽

格納容器圧力逃がし装置は，フィルタ装置の周囲及び必要に応じて配管の周囲

主語を記載体を設けることで，屋外に設置する弁の操作，スクラバ水の排水，給水操作等のに遮蔽体を設けることで，フィルタ装置格納槽内で実施するスクラビング水の補設備の相違

フィルタ装置周辺での操作が可能な設計とする。

給操作及びサプレッション・プールへの移送操作が可能な設計とする。

Ａ原子炉補機冷却水冷却器、Ａ、Ｂ海水ポンプ及びＡ、Ｂ海水ストレーナ
は、常時海水を通水するため耐腐食性材料を使用する設計とする。
復水タンクは、原子炉周辺建屋内に設置し、重大事故等時における環境条
件を考慮した設計とする。

代替循環冷却系の復水移送ポンプは廃棄物処理建屋内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

格納容器スプレイポンプ、燃料取替用水タンク、格納容器スプレイ冷却器、を考慮した設計とする。

移動式大容量ポンプ車は、屋外に保管及び設置し、重大事故等時における水する際の異物の流入防止を考慮した設計とする。

設備の相違（Ａ）は，原子炉建屋原子炉棟内に設置し，重大事故等時における環境条件を考

可搬型窒素供給装置は，屋外に保管し，重大事故等時における屋外の環境条件

水だけでなく海水も使用することから、海水影響を考慮した設計とする。

使用時に海水を通水するため、海水影響を考慮した設計とし、海から直接取

代替循環冷却系ポンプ，サプレッション・プール及び残留熱除去系熱交換器

慮した設計とする。

Ａ、Ｂ格納容器再循環ユニット、常設電動注入ポンプ及び復水タンクは、淡環境条件を考慮した設計とする。操作は設置場所で可能な設計とする.また、記載箇所の相違

具体的な設備にあげた設備について記載

可搬型窒素供給装置は，設置場所で操作が可能な設計とする。
復水移送ポンプの操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室で可能な設計とする。

代替循環冷却系ポンプの操作及び代替循環冷却系の系統構成に必要な弁の操作設備の相違，記載の適正化

は，重大事故等時において，中央制御室で可能な設計とする。

代替循環冷却系の残留熱除去系熱交換器は原子炉建屋原子炉区域内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
代替循環冷却系の系統構成に必要な弁の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室若しくは離れた場所から遠隔で可能な設計又は設置場所で可能設備の相違な設計とする。代替循環冷却系運転後における弁の操作は，配管等の周囲の線量を考慮して，中央制御室又は離れた場所から遠隔で可能な設計とする。
代替循環冷却系に使用する代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容

設備の相違（東二の緊急用海水量送水車（熱交換器ユニット用）は屋外に保管及び設置し，想定される重大事故

系は 5.10 最終ヒートシンクへ

等時における環境条件を考慮した設計とする。

熱を移送するための設備に記

11／30

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

熱交換器ユニットの常設設備との接続及び操作は，想定される重大事故等時に備考載）

おいて，設置場所で可能な設計とする。
代替原子炉補機冷却系の系統構成に必要な弁の操作は，想定される重大事故等時において，中央制御室若しくは離れた場所から遠隔で可能な設計又は設置場所で可能な設計とする。
大容量送水車（熱交換器ユニット用）の熱交換器ユニットとの接続及び操作は，想定される重大事故等時において，設置場所で可能な設計とする。
また，熱交換器ユニットの海水通水側及び大容量送水車（熱交換器ユニット
用）は，使用時に海水を通水するため，海水影響を考慮した設計とし，海から直残留熱除去系熱交換器（Ａ）は，使用時に海水を通水するため耐腐食性材料を
使用する。

設備の相違
他条（48 条）との整合接取水する際の異物の流入防止を考慮した設計とする。
代替循環冷却系運転後における配管等の周囲の線量低減のため，フラッシングが可能な設計とする。

代替循環冷却系は，代替循環冷却系ポンプ運転後における配管等の周囲の線量主語を記載

低減のため，フラッシングが可能な設計とする。

12／30

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

玄海原子力発電所 ３／４号炉
9.6.2.5 操作性の確保
基本方針については、「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
格納容器スプレイポンプ、燃料取替用水タンク及び格納容器スプレイ冷

9.3.2.5 操作性の確保

東海第二発電所
9.7.2.5 操作性の確保

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

格納容器圧力逃がし装置は，想定される重大事故等時において，通常時の系統

格納容器圧力逃がし装置は，重大事故等時において，通常待機時の系統構成か構成から弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。
格納容器圧力逃がし装置使用時の排出経路に設置される隔離弁には，炉心の著

格納容器圧力逃がし装置使用時の排出経路に設置される第一弁（Ｓ／Ｃ側），第合でも、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故

しい損傷が発生した場合において，現場において人力で弁の操作ができるよう，

一弁（Ｄ／Ｗ側），第二弁及び第二弁バイパス弁は，中央制御室のスイッチで操作等対処設備として使用する設計とする。格納容器スプレイポンプは、中央制遠隔手動弁操作設備を設置するとともに，操作場所は原子炉建屋内の原子炉区域が可能な設計とし，また，駆動源喪失時であっても人力により容易かつ確実に開御室の制御盤の操作スイッチでの操作が可能な設計とする。

外とし，必要に応じて遮蔽材を設置することで，容易かつ確実に人力による操作

閉操作が可能な遠隔人力操作機構を有する設計とする。

が可能な設計とする。

記載内容の相違

ら弁操作等により速やかに切替えられる設計とする。

却器を使用した格納容器スプレイを行う系統は、重大事故等が発生した場

Ａ、Ｂ格納容器再循環ユニット、Ａ、Ｂ原子炉補機冷却水ポンプ、Ａ原子

備考

記載位置の相違

記載表現の相違

遠隔人力操作機構の操作場所は，炉心の著しい損傷時においても操作が可能な

炉補機冷却水冷却器、原子炉補機冷却水サージタンク、窒素ボンベ(原子炉ように，原子炉建屋原子炉棟外とする。また，第二弁及び第二弁バイパス弁の操

東二は予め遮蔽及び空気ボン

補機冷却水サージタンク用)、Ａ、Ｂ海水ポンプ及びＡ、Ｂ海水ストレーナ

作を行う第二弁操作室は，必要な要員を収容可能な遮蔽に囲まれた空間とし，第ベユニットを設置するを使用したＡ、Ｂ格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却

二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）にて正圧化することにより外気のを行う系統は、重大事故等が発生した場合でも、通常時の系統から弁操作等

流入を一定時間遮断することで，格納容器圧力逃がし装置を使用する際のプルーにて速やかに切替えできる設計とする。Ａ、Ｂ原子炉補機冷却水ポンプ及びムの影響による操作員の被ばくを低減する設計とする。

Ａ、Ｂ海水ポンプは、中央制御室の制御盤の操作スイッチでの操作が可能な

可搬型窒素供給装置は，車両として屋外のアクセスルートを通行してアクセス設計とする。

可能な設計とするとともに，設置場所にて車両転倒防止装置又は車載の輪止めに窒素ボンベ(原子炉補機冷却水サージタンク用)の出口配管と窒素ガス供

可搬型窒素供給装置と接続口との接続は，一般的に使用される工具を用いて接する,また、3 号炉及び 4 号炉で同一規格の設計とする.窒素ボンベ(原子炉

続可能なフランジ接続とする。ホースの接続については，接続方式及びホース口

補機冷却水サージタンク用)の取付継手は、3 号炉及び 4 号炉の窒素ボンベ

径の統一により確実に接続できる設計とする。

(加圧器逃がし弁用、事故時試料採取設備弁用及びアニュラス空気浄化ファ

可搬型窒素供給装置は，装置付属のスイッチにより設置場所での操作が可能なン弁用)と同一形状とし、一般的に使用される工具を用いて確実に接続でき設計とする。
また，排出経路に設置される隔離弁のうち，空気作動弁については，遠隔空気

常設電動注入ポンプ、燃料取替用水タンク及び復水タンクを使用した代駆動弁操作用ボンベ及び遠隔空気駆動弁操作設備を設置するとともに，操作場所

替格納容器スプレイを行う系統は、重大事故等が発生した場合でも、通常時を原子炉建屋内の原子炉区域外とし，必要に応じて遮蔽材を設置することで，容の系統から弁操作等にて速やかに切替えできる設計とする。切替えに伴う易かつ確実に操作が可能な設計とする。また，排出経路に設置される隔離弁のうディスタンスピースの取替作業については、一般的に使用される工具を用

ち電動弁については，中央制御室の操作スイッチにより操作が可能な設計とす

いて確実に取替えが可能な設計とする,常設電動注入ポンプは、中央制御室る。

の制御盤の操作スイッチでの操作及び現場の操作スイッチによる操作が可能な設計とする。

ついて記載

より固定できる設計とする。

給配管の接続は、簡便な接続規格による接続とし、確実に接続できる設計とるとともに、必要により窒素ボンベの交換が可能な設計とする。

具体的な設備にあげた設備に代替循環冷却系は，想定される重大事故等時において，通常時の系統構成から弁操作等により速やかに切り替えられる設計とする。

設備の相違（東二はＡＯ弁なし）

記載位置の相違

代替循環冷却系は，重大事故等時において，通常待機時の系統構成から弁操作

記載内容の相違

等により速やかに切替えられる設計とする。

Ａ、Ｂ格納容器再循環ユニット、移動式大容量ポンプ車、Ａ、Ｂ海水スト

復水移送ポンプは，中央制御室の操作スイッチにより操作が可能な設計とし，代替循環冷却系ポンプは，中央制御室のスイッチにより操作が可能な設計とす

レーナ及びＡ原子炉補機冷却水冷却器を使用した、移動式大容量ポンプ車

系統構成に必要な弁は，中央制御室若しくは離れた場所での操作スイッチによりる。また，代替循環冷却系の残留熱除去系Ａ系ストレーナが閉塞した場合におい記載内容の相違を用いたＡ、Ｂ格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却を操作又は設置場所での手動操作が可能な設計とする。また，代替循環冷却系の運ては，逆洗操作が可能な設計とする。

逆洗が系統の「運転中に」可能

行う系統は、重大事故等が発生した場合でも、通常時の系統から弁操作等に転中に残留熱除去系ストレーナが閉塞した場合においては，逆洗操作が可能な設と誤解される恐れがあることて速やかに切替えできる設計とする。切替えに伴うディスタンスピースの計とする。

から東二では記載しない

取替作業については、一般的に使用される工具を用いて確実に取替えが可能な設計とする。
移動式大容量ポンプ車は、車両として移動可能な設計とするとともに、車設備の相違

代替循環冷却系に使用する代替原子炉補機冷却系は，想定される重大事故等時

設備の相違（東二の緊急用海水において，通常時の系統構成から接続，弁操作等により速やかに切り替えられる

系は 5.10 最終ヒートシンクへ設計とする。

熱を移送するための設備に記

13／30

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

玄海原子力発電所 ３／４号炉
輪止めを積載し、設置場所にて固定できる設計とする。

東海第二発電所
載）

代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニッ

移動式大容量ポンプ車とＡ、Ｂ海水ストレーナブロー配管及び海水母管ト用）は，付属の操作スイッチにより，設置場所での操作が可能な設計とする。

戻り配管側フランジとの接続口についてはフランジ接続とし、嵌合構造に

代替原子炉補機冷却系の系統構成に必要な弁の操作は，中央制御室若しくは離れより可搬型ホースを確実に接続できる設計とする。接続口は、3 号炉及び 4た場所での操作スイッチによる操作又は設置場所での手動操作が可能な設計とす号炉とも同一形状の設計とする。Ａ、Ｂ海水ストレーナブロー配管及び海水る。

母管戻り配管側フランジは、一般的に使用される工具を用いて確実に取替

熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，車両として屋えが可能な設計とする。移動式大容量ポンプ車は、付属の操作スイッチによ外のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にり現場での操作が可能な設計とする。

て輪留めによる固定等が可能な設計とする。

備考

熱交換器ユニットを接続する接続口については，フランジ接続とし，一般的に使用される工具を用いて，ホースを確実に接続することができる設計とする。また，6 号及び 7 号炉が相互に使用することができるよう，接続口の口径を統一す
る設計とする。
大容量送水車（熱交換器ユニット用）と熱交換器ユニットとの接続は，簡便な接続とし，結合金具を用いてホースを確実に接続できる設計とする。

9.6.3 主要設備及び仕様
原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備の主要設備及び仕様を
第 9.6.1 表及び第 9.6.2 表に示す。

9.3.3 主要設備及び仕様
原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備の主要機器仕様を第 9.3－1
表に示す。

9.7.3 主要設備及び仕様
原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備の主要設備及び仕様を第 9.7－1 表に示す。

14／30

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

玄海原子力発電所 ３／４号炉
9.6.4 試験検査
基本方針については、「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
格納容器スプレイに使用する格納容器スプレイポンプ、燃料取替用水タ

9.3.4 試験検査

東海第二発電所
9.7.4 試験検査

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

格納容器逃がし装置は，発電用原子炉の停止中に排出経路の隔離弁の開閉動作

格納容器圧力逃がし装置は，原子炉の停止中に排出経路の隔離弁の開閉動作及及び漏えいの確認が可能な設計とする。

備考

び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。

記載内容の相違

格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置は，発電用原子炉の停止中に内部構造

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱に使用するフ物の外観の確認が可能な設計とする。また，よう素フィルタは，発電用原子炉のィルタ装置は，原子炉の停止中に内部構造物の外観の確認が可能なようにマンホ

記載内容の相違

格納容器スプレイポンプは、分解が可能な設計とする。

停止中に内部構造物の外観の確認及び内部に設置されている銀ゼオライト試験片ールを設ける設計とする。また，よう素除去部は，内部に設置されている銀ゼオ

設備の相違

燃料取替用水タンクは、ほう素濃度及び有効水量が確認できる設計とすを用いた性能の確認が可能な設計とする。

ライト試験片を用いた性能の確認が可能な設計とする。

ンク及び格納容器スプレイ冷却器は、他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。

る。また、内部の確認が可能なように、マンホールを設ける設計とする。

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱に使用する格納容器スプレイ冷却器は、内部の確認が可能なように、フランジを設け第一弁（Ｓ／Ｃ側），第一弁（Ｄ／Ｗ側），第二弁及び第二弁バイパス弁は，原子る設計とする。また、伝熱管の非破壊検査が可能なように、試験装置を設置

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱に使用する

Ａ、Ｂ格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却に使用す

第二弁操作室ボンベユニット（空気ボンベ）及び差圧計は，原子炉の運転中又はるＡ、Ｂ格納容器再循環ユニット、Ａ、Ｂ原子炉補機冷却水ポンプ、Ａ原子

停止中に外観の確認が可能な設計とする。また，第二弁操作室ボンベユニット（空炉補機冷却水冷却器、原子炉補機冷却水サージタンク、Ａ、Ｂ海水ポンプ及気ボンベ）及び差圧計は，原子炉の停止中に機能・性能の確認が可能な設計とすびＡ、Ｂ海水ストレーナは、他系統と独立した試験系統又は通常時の系統構る。

成により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
Ａ、Ｂ格納容器再循環ユニットは、内部の確認が可能なように点検口を設ける設計とする。
Ａ、Ｂ原子炉補機冷却水ポンプ及びＡ、Ｂ海水ポンプは、分解が可能な設

ついて記載

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱に使用する

記載内容の相違（用途を明記）

可搬型窒素供給装置は，原子炉の運転中又は停止中に他系統と独立した試験系統

具体的な設備にあげた設備ににより機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。

ついて記載

窒素供給装置は，原子炉の運転中又は停止中に車両として走行確認及び外観のの確認が可能なように、マンホールを設ける設計とする。

確認が可能な設計とする。

Ａ原子炉補機冷却水冷却器は、伝熱管の非破壊検査が可能なように、試験Ａ、Ｂ格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却に使用す

具体的な設備にあげた設備に設計とする。

Ａ原子炉補機冷却水冷却器及び原子炉補機冷却水サージタンクは、内部認が可能なように、ボンネットを取り外すことができる設計とする。

分解点検対象を明記

窒素供給装置は，原子炉の運転中又は停止中にポンプの分解又は取替が可能な計とする。

Ａ、Ｂ海水ストレーナは、差圧確認が可能な設計とする。また、内部の確記載内容の相違（用途を明記）

炉の停止中に分解が可能な設計とする。

できる設計とする。

装置を設置できる設計とする。

記載内容の相違（用途を明記）

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱に使用するラプチャーディスクは，発電用原子炉の停止中に取替えが可能な設計とする。

圧力開放板は，原子炉の停止中に取替えが可能な設計とする。

記載内容の相違（用途を明記）
設備名称の相違

代替循環冷却系は，発電用原子炉の運転中又は停止中に弁の開閉動作の確認が代替循環冷却系は，原子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び弁の開閉動作可能な設計とする。また，復水移送ポンプ及び残留熱除去系熱交換器は，発電用の確認が可能な設計とする。また，代替循環冷却系ポンプは，原子炉の停止中に設備の相違

原子炉の停止中に分解及び外観の確認が可能な設計とする。

分解及び外観の確認が可能な設計とする。残留熱除去系熱交換器（Ａ）は，原子

記載内容の相違

炉の停止中に開放及び外観の確認が可能な設計とする。

熱交換器は「開放」

る窒素ボンベ(原子炉補機冷却水サージタンク用)は、原子炉補機冷却水サ設備，運用の相違

ージタンク加圧ラインへ窒素供給することにより機能・性能及び漏えいの

代替循環冷却系に使用する代替原子炉補機冷却系は，発電用原子炉の運転中又設備の相違（東二の緊急用海水有無の確認が可能な設計とする。窒素ボンベ(原子炉補機冷却水サージタン

は停止中に機能・性能及び漏えいの有無の確認並びに弁の開閉動作の確認が可能

系は 5.10 最終ヒートシンクへク用)は規定圧力及び外観の確認が可能な設計とする。

な設計とする。また，代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニットの代替原子炉補熱を移送するための設備に記

代替格納容器スプレイに使用する常設電動注入ポンプ、燃料取替用水タ

機冷却水ポンプ及び熱交換器は，発電用原子炉の運転中又は停止中に分解又は取載）

ンク及び復水タンクは、他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏替えが可能な設計とする。代替原子炉補機冷却系の大容量送水車（熱交換器ユニ

えいの有無の確認が可能な設計とする。また、試験系統に含まれない系統にット用）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に独立して機能・性能及び漏えい

ついては、悪影響防止のため、放射性物質を含む系統と、含まない系統とをの有無の確認が可能な設計とするとともに，分解又は取替えが可能な設計とす

個別に通水及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。

る。

常設電動注入ポンプは、分解が可能な設計とする。

また，熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，車両と15／30

玄海発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
復水タンクは、内部の確認が可能なように、マンホールを設ける設計とす

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

東海第二発電所

備考

しての運転状態の確認及び外観の確認が可能な設計とする。

る。
移動式大容量ポンプ車を用いたＡ、Ｂ格納容器再循環ユニットによる格納容器内自然対流冷却に使用するＡ、Ｂ格納容器再循環ユニット、移動式大容量ポンプ車、Ａ、Ｂ海水ストレーナ及びＡ原子炉補機冷却水冷却器は、他系統と独立した試験系統又は通常時の系統構成により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。また、試験系統に含まれない系統については、悪影響防止のため、海水を含む原子炉補機冷却海水系統と海水を含まない原子炉補機冷却水系統とを個別に通水及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
移動式大容量ポンプ車は、ポンプの分解又は取替が可能な設計とする。また、車両として運転状態の確認及び外観の確認が可能な設計とする。

16／30

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

第 9.6.1 表 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備(常設)の設備仕様

第 9.3－1 表 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備（常設）の主要機

第 9.7－1 表 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備（常設）の設備(1) 格納容器スプレイポンプ

器仕様

仕様

(1) 格納容器圧力逃がし装置兼用する設備は以下のとおり。

(1) 格納容器圧力逃がし装置

・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兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・原子炉格納容器スプレイ設備

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・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
ａ．フィルタ装置

ａ．フィルタ装置

・火災防護設備

系統設計流量

約 31.6kg/s

エアロゾル

99.9％以上（スクラビング水及び金属フィルタ）

放射性物質除去効率

99.9%以上（粒子状放射性物質及び無機よ無機よう素

99％以上（スクラビング水）

う素に対して）有機よう素

98％以上（よう素除去部）

個

1

うず巻式

台

数

2

容

量

約 1,200m３/h(1 台当たり)

材

1

設備の相違及び記載内容の相

個

式

数

料

放射性物質除去性能数

最高使用圧力2.7MPa[gage]

スクラバ水

水酸化ナトリウム水溶液（pH12 以上）

最高使用圧力

0.62MPa[gage]

最高使用温度150℃

金属フィルタステンレス鋼最高使用温度200℃

揚約 175m材

ステンレス鋼程本 体 材 料ステンレス鋼ｂ．よう素フィルタ
個

数

2

料

約 15.8kg/s（1 基あたりの設計流量）

型

式

電気作動

兼用する設備は以下のとおり。

放射性物質除去効率98%以上（有機よう素に対して）

個

数

1

・高圧注入系材

銀ゼオライト

最高使用圧力

0.62MPa[gage]

・低圧注入系

最高使用温度

200℃

・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

材

ステンレス鋼・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

料

料

ｃ．第一弁（Ｄ／Ｗ側）

・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

型

式

電気作動

・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

個

数

1

・原子炉格納容器スプレイ設備

最高使用圧力

0.62MPa[gage]

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

最高使用温度

200℃

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

材

料

ステンレス鋼・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

ｄ．第二弁

・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

型

式

電気作動

・火災防護設備

個

数

1

型

式

たて置円筒型

最高使用圧力

0.62MPa[gage]

基

数

1

最高使用温度200℃

容量

約 2,100m :s

材

ステンレス鋼料

ｅ．第二弁バイパス弁

最高使用圧力大気圧

最高使用温度

95℃

型

式

電気作動

ほう素濃度

3,100ppm 以上

個

数

1

材

ステンレス鋼

最高使用圧力料違（先行Ｐより）ｂ．第一弁（Ｓ／Ｃ側）

系統設計流量(2) 燃料取替用水タンク

記載内容の相違・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・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

型

備考

0.62MPa[gage]

17／30

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】
柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

設 置 高 さEL.0.0m

最高使用温度

200℃

距

約 70m(3 号炉心より)材

ステンレス鋼離(3) 格納容器スプレイ冷却器

料

備考

ｆ．第二弁操作室遮蔽兼用する設備は以下のとおり.

材

・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

遮

蔽

質

鉄筋コンクリート厚1,200mm 以上（フィルタ装置上流配管が敷設され・原子炉格納容器スプレイ設備

る側の遮蔽）

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

400mm 以上（上記以外の遮蔽）

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

ｇ．第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベユニット）

・原了炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

個

数

19（予備 5）

待避時間見直しにより，必要ボ・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

容量

約 47L／本

ンベ数変更

数

1

・火災防護設備

ｈ．差圧計

型

式

横置 U 字管式

基数

2

伝 熱 容 量個

ｉ．遠隔人力操作機構
約 23.6MW(1 基当たり)個

最高使用圧力数4ｊ．圧力開放板管

側2.7MPa [gage]型

式

引張型ラプチャーディスク

胴側1.4MPa [gage]

個

数

1

ｃ．ラプチャーディスク

最高使用温度
管

側

150℃

個

胴

側

95℃

設定破裂圧力材

数

最高使用圧力

0.08MPa[gage]2

最高使用温度

200℃

約 100kPa[gage]材

ステンレス鋼料

料

管側

ステンレス鋼

胴側

炭素鋼(2) 代替循環冷却系
ａ．代替循環冷却系ポンプ(4) 格納容器再循環ユニット

兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

(2) 代替循環冷却系

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

ａ．復水移送ポンプ

・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 5.6－1 表 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を・格納容器換気空調設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備冷却するための設備の主要機器仕様に記載する。
ｂ．残留熱除去系熱交換器

設備の相違（東二は既設備流用

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

型

式

ターボ形

式

原子炉補機冷却水冷却コイル内蔵型

兼用する設備は以下のとおり。

個

数

2

基

数

2(格納容器内自然対流冷却時はＡ、Ｂ号機のみ使・残留熱除去系

容量約 250m３／h／個

程

約 120m

伝 熱 容 量用)基

約 13.OMW(1 基当たり)

伝熱容量

約 175℃側(5) 原子炉補機冷却水ポンプ

全約 8.1MW

最高使用圧力3.45MPa[gage]

最高使用温度

80℃

材

炭素鋼

第 5.10－1 表 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の主要機

揚料器仕様に記載する。

最高使用圧力管

1ｃ．熱交換器ユニット（6 号及び 7 号炉共用）

最高使用温度側

数ではなく，新規設備）

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

型

管

設備名称の相違

1.4MPa [gage]ｄ．大容量送水車（熱交換器ユニット用）（6 号及び 7 号炉共用）
第 5.10－1 表 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の主要機

ｂ．残留熱除去系熱交換器兼用する設備は以下のとおり。

18／30

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉器仕様に記載する。

兼用する設備は以下のとおり.

東海第二発電所
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・原子炉補機冷却水設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

型

式

うず巻式

台

数

2(格納容器内自然対流冷却時はＡ、Ｂ号機のみ使型

式

縦型Ｕチューブ式

用)

個

数

2

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

容量

約 1,700m３/h(1 台当たり)伝 熱 容 量

揚

程

約 55m

最高使用圧力約 19.4×10３kW／個（原子炉停止時冷却モード）

最高使用圧力1.4MPa[gage]

管

側3.45MPa[gage]

最高使用温度95℃

胴側3.45MPa[gage]

約 175℃(重大事故等時における使用時の値)
本 体 材 料

最高使用温度

炭素鋼(6) 原子炉補機冷却水冷却器兼用する設備は以下のとおり。

管

側

249℃

胴

側

249℃

材

料

・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

管

側

白銅管

・原子炉補機冷却水設備

胴

側

炭素鋼

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備兼用する設備は以下のとおり。

・原了炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

・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・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・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

型

式

横置直管式

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

基

数

1(格納容器内自然対流冷却時はＡ号機のみ使・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

用)・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備

約 19.2MW

最高使用温度

型

式

ターボ形

個

数

2

量

約 844m３／h／個

程

約 130m

管

側

50℃

容

胴

側

95℃

全

約 175℃(重大事故等時における使用時の値)

最高使用圧力2.45MPa[gage]

最高使用温度

38℃

本 体 材 料ステンレス鋼

最高使用圧力管側0.7MPa[gage]
約 1.25MPa[gage](重大事故等時における使用

胴

側

材

料

設備の相違

ｃ．緊急用海水ポンプ

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

伝 熱 容 量備考

揚ｄ．緊急用海水ストレーナ

時の値)

兼用する設備は以下のとおり。

1.4MPa [gage]

・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

管

側

アルミブラス・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

胴

側

炭素鋼

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

19／30

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備(7) 原子炉補機冷却水サージタンク
兼用する設備は以下のとおり。

・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備

・原子炉補機冷却水設備

型

式

バスケット形ダブルストレーナ

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

個

数

1

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

最高使用圧力2.45MPa[gage]

型

式

横置円筒型

最高使用温度

38℃

基

数

1

本 体 材 料ステンレス鋼容量

約 81 個３ｅ．サプレッション・プール

通常水容量

約 4m

兼用する設備は以下のとおり。

最高使用圧力

0.34MPa[gage]

・原子炉格納施設

最高使用温度

95℃

・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本 体 材 料炭素鋼

(8) 海水ポンプ

設備
・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兼用する設備は以下のとおり。

設備

・原子炉補機冷却海水設備

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

型

式

斜流式

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

台

数

2(格納容器内自然対流冷却時はＡ、Ｂ号機のみ

・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

使用)

個

数

1

量

約 3,400m３

容量

約 2,600m3/h(1 台当たり)

容

揚

程

約 49m

最高使用圧力

0.62MPa[gage]ステンレス鋼最高使用温度

200℃

材

炭素鋼

本 体 材 料

備考

(9) 海水ストレーナ

質

設備の相違

兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

第 5.7－2 表 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備（可搬型）の設

・原子炉補機冷却海水設備

備仕様

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備(1) 格納容器圧力逃がし装置

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備兼用する設備は以下のとおり。

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

・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

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

・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

型式

たて置円筒型基

数

2 (格納容器内自然対流冷却時はＡ、Ｂ号機の最高使用圧力ａ．可搬型窒素供給装置

具体的な設備にあげた設備について記載

窒素供給装置

み使用)

個

数

2（予備 2）

0.7MPa[gage]容量約 200Nm３／h／個

約 1.25MPa[gage](重大事故等時における使用時の値)

窒素供給装置用電源車個

数1（予備 1）20／30

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

最高使用温度50℃

容量

約 500kVA

本 体 材 料

炭素鋼

電

圧

440V

(10) 常設電動注入ポンプ

備考ｂ．第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベユニット）

兼用する設備は以下のとおり。

個

数

19（予備 5）

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

容量

約 47L／個・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備
型

式

うず巻式

台

数

1

容

量

約 150m３/h

揚程

約 150m

本 体 材 料ステンレス鋼(11) 復水タンク兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・2 次系補給水設備
・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
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
型式

たて置円筒型

基

数

1

容

量

約 1,200m3

本 体 材 料

炭素鋼

設 置 高 さEL.+11.3m

距

約 40m(3 号炉心より)

離

第 9.6.2 表 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備(可搬型)の設備仕様(1) 窒素ボンベ(原子炉補機冷却水サージタンク用)兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
種

類

鋼製容器

個

数

6(予備 1)21／30

玄海発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
容

量

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

東海第二発電所

備考

約 20.le(1 個当たり)最高使用圧力14.7MPa[gage]

供 給 圧 力

0.34MPa[gage](減圧後圧力)(2) 移動式大容量ポンプ車(3 号及び 4 号炉共用)兼用する設備は以下のとおり。
・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原了炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・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
・発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
型

式

うず巻式

台

数

4*1

容

量

約 1,320m３/h(1 台当たり)

揚程

約 140m*1 保有台数を示す。必要台数は 2 台(予備1 台)とする。

22／30

基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

第 9.7-1 図 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備系統概要図（格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器の減圧及び除熱）

玄海発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

設備の相違

23／30

玄海発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

東海第二発電所

備考

設備の相違

24／30

玄海発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

東海第二発電所

備考

設備の相違

第 9.7-2 図 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備系統概要図（代替循
環冷却系による原子炉格納容器の減圧及び除熱（原子炉圧力容器への注水を実施する場合）
）

25／30

玄海発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

設備の相違

第 9.7-3 図 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備系統概要図（代替循
環冷却系による原子炉格納容器の減圧及び除熱（原子炉格納容器へのスプレイを実施する場合））

26／30

玄海発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

設備の相違

第 9.7-4 図 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備系統概要図（代替循
環冷却系による原子炉格納容器の減圧及び除熱（サプレッション・プール水の除熱を実施する場合））27／30

玄海発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

東海第二発電所

備考

原子炉建屋原子炉棟
ＡＯ

屋外

ＡＯ
原子炉隔離時
冷却系より

MO

MO

MO

MO MO
MO

MO

MO

MO

MO

MO

NO

NO

MO

MO

NO

NO

MO

NO
MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

ｻﾌﾟﾚｯｼｮﾝ･ﾌﾟｰﾙ

*1

*1
MO

MO

MO

MO
MO

設備の相違

MO

MO
補給水系より

可搬型代替注水接続口 大型ポンプ

補給水系より

MO

MO

*2

残留熱
除去系
ポンプ(B)
代替循環冷却系ポンプ(B)

残留熱除去系
ポンプ(A)

MO

MO

*2
MO

MO

MO

MO

MO

MO

残留熱除去系
熱交換器(A)

MO

MO

残留熱除去系
熱交換器(B)

代替循環冷却系ポンプ(A)

MO

接続口

残留熱除去系
海水ストレーナ(A)
残留熱除去系
海水ポンプ(A),(C)

MO

MO

MO
MO

海へ

接続口

MO

緊急用海水
ストレーナ
緊急用海水
ポンプ(A),(B)
緊急用海水ポンプピット
MO

残留熱除去系
海水ストレーナ(B)
残留熱除去系
海水ポンプ(B),(D)

代替循環冷却系Ａ系及び残留熱除去系海水系Ａ系使用時の図を示す。

接続口

第 9.7-5 図 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備系統概要図（代替循
環冷却系による原子炉格納容器の減圧及び除熱（原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器へのスプレイを実施する場合）
）

28／30

玄海発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

東海第二発電所

備考

設備の相違（東二の緊急用海水系は 5.10 最終ヒートシンクへ熱を移送するための設備に記
載）

29／30

玄海発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５０条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

柏崎刈羽原子力発電所 ６／７号炉

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

東海第二発電所

備考

設備の相違（東二の緊急用海水系は 5.10 最終ヒートシンクへ熱を移送するための設備に記
載）

30／30

玄海発電所／東海第二発電所

赤字 設備，運用又は体制 相違（設計方針 相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

9.7 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

9.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

9.7.1 概9.8.1 概要

炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため、溶融し、備考

要

炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，溶融し，原原子炉格納容器の下部に落下した炉心を冷却するために必要な重大事故等対処設備を設置す

子炉格納容器の下部に落下した炉心を冷却するために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管

る。

する。

可搬型設備を用いた対応があるため原子炉格納容器の下部に落下した溶融炉心を冷却することで，溶融炉心・コンクリート相互作
原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心を冷却することで、溶融炉心・コンクリート相互作
用(MCCI)を抑制し、溶融炉心が拡がり原子炉格納容器バウンダリに接触することを防止する。
原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備の概略系統図を第 9.7.1 図から第9.7.2 図に示す。

用（ＭＣＣＩ）を抑制し，溶融炉心が拡がり原子炉格納容器バウンダリに接触することを防止する。
原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備の系統概要図を第 9.8－1 図から第 9.8－2 図に示す。

9.7.2 設計方針

9.8.2 設計方針

(1) 原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却に用いる設備(1)

記載表現の相違（東二は「系統概要図）に統一）

原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却に用いる設備

原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備のうち、炉心の著しい損傷が発生した

原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備のうち，炉心の著しい損傷が発生した

場合に原子炉格納容器の下部に落下した溶融炉心を冷却するための設備として以下の原子炉格

場合において，原子炉格納容器下部のペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉心を冷納容器下部注水設備(格納容器スプレイ及び代替格納容器スプレイ)を設ける。

却するための設備として重大事故等対処設備（格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル

設備の相違（先行 BWR 及び技術的能力との（ドライウェル部）への注水及び格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウ

整合）ェル部）への注水）を設ける。
また，溶融炉心が原子炉格納容器下部のペデスタル（ドライウェル部）に落下するまでに，
原子炉格納容器下部にあらかじめ十分な水量を蓄水し，落下した溶融炉心の冷却が可能な設計とする。なお，格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水及び格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水と合わせて，溶融炉心が原子炉圧力容器から原子炉格納容器下部のペデスタル（ドライウェル部）へ落下す
る場合にペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートの侵食を抑制し，溶融炉心が原子炉格
納容器バウンダリに接触することを防止するため，ペデスタル（ドライウェル部）にコリウムシールドを設ける。

東二はコリウムシールドを設置するため記載（先行 BWR も類似設備あり）【先行 BWR との相違】
東二：
溶融炉心のドライウェルサンプへの流入及びペデスタル（ドライウェル部）構造への熱影響を抑制するための受け構造
柏崎：
溶融炉心のドライウェルサンプへの流入を防止する堰構造a. 交流動力電源及び原子炉補機冷却機能が健全である場合に用いる設備(a) 格納容器スプレイ
原子炉格納容器下部注水設備(格納容器スプレイ)として、原子炉格納容器スプレイ設備の格
納容器スプレイポンプ及び非常用炉心冷却設備の燃料取替用水タンクを使用する。
燃料取替用水タンクを水源とした格納容器スプレイポンプは、原子炉格納容器内上部にあるスプレイリングのスプレイノズルより注水し、格納容器スプレイ水が原子炉格納容器とフロア

ａ．格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器下部のペデスタル（ドライウ

設備の相違（先行 BWR 及び技術的能力との整合）ェル部）に落下した溶融炉心の冷却を行うための重大事故等対処設備（格納容器下部注水系

東二及び柏崎は下部注水配管にて注水す（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水）として常設低圧代替注水系ポンプる。

及び代替淡水貯槽を使用する。

玄海は格納容器スプレイ水が原子炉容器原

最外周部間の隙間等を通じ原子炉格納容器最下階フロアまで流下し、さらに連通穴を経由して代替淡水貯槽を水源とする常設低圧代替注水系ポンプは，低圧代替注水系及び格納容器下

原子炉下部キャビティへ流入することで、溶融炉心が落下するまでに原子炉下部キャビティに部注水系を介して，原子炉格納容器下部のペデスタル（ドライウェル部）に注水することで十分な水量を蓄水できる設計とする。格納容器スプレイポンプは、ディーゼル発電機に加え溶融炉心が落下するまでにペデスタル（ドライウェル部）にあらかじめ十分な水量を蓄水すて、代替電源設備である大容量空冷式発電機から給電できる設計とする。

るとともに落下した溶融炉心の冷却が可能な設計とする。常設低圧代替注水系ポンプは，常子炉下部キャビティへ到達することで下部
注水する。

1／17

玄海発電所／東海第二発電所

赤字 設備，運用又は体制 相違（設計方針 相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置から給電が可能な設計とする。
コリウムシールドは，溶融炉心が原子炉格納容器下部のペデスタル（ドライウェル部）へ

東二はコリウムシールドを設置するため記と落下した場合において，ペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートの侵食を抑制する

載設計とする。

先行 BWR の記載内容反映

具体的な設備は、以下のとおりとする。

具体的な設備は，以下のとおりとする。

・格納容器スプレイポンプ

・常設低圧代替注水系ポンプ

・燃料取替用水タンク

・コリウムシールド・大容量空冷式発電機(10.2 代替電源設備)

・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
・常設代替高圧電源装置（10.2 代替電源設備）

原子炉格納容器スプレイ設備を構成する格納容器スプレイ冷却器は、設計基準事故対処設備の一部を流路として使用することから、流路に係る機能について重大事故等対処設備としての設計を行う。
その他、設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機及び原子炉格納施

その他，設計基準事故対処設備である原子炉格納施設の原子炉格納容器を重大事故等対処
設備として使用する。

設の原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用する。
(b) 代替格納容器スプレイ
原子炉格納容器下部注水設備(代替格納容器スプレイ)として、常設電動注入ポンプ、
非常用炉心冷却設備の燃料取替用水タンク及び 2 次系補給水設備の復水タンクを使用する。
燃料取替用水タンク又は復水タンクを水源とする常設電動注入ポンプは、格納容器スプ
レイ系統を介して、原子炉格納容器内上部にあるスプレイリングのスプレイノズルより注水し、代替格納容器スプレイ水が原子炉格納容器とフロア最外周部間の隙間等を通じ原子炉格納容器最下階フロアまで流下し、さらに連通穴を経由して原子炉下部キャビテ
ィへ流入することで、溶融炉心が落下するまでに原子炉下部キャビティに十分な水量を蓄水できる設計とする。常設電動注入ポンプは、ディーゼル発電機に加えて、代替電源設備である大容量空冷式発電機より重大事故等対処用変圧器受電盤及び重大事故等対処
用変圧器盤を経由して給電できる設計とする。
具体的な設備は、以下のとおりとする。
・常設電動注入ポンプ
・燃料取替用水タンク
・復水タンク・大容量空冷式発電機(10.2 代替電源設備)
・重大事故等対処用変圧器受電盤(10.2 代替電源設備)
・重大事故等対処用変圧器盤(10.2 代替電源設備)
その他、設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機及び原子炉格納施設の原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用する。

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玄海発電所／東海第二発電所

赤字 設備，運用又は体制 相違（設計方針 相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉
b. 全交流動力電源喪失又は原子炉補機冷却機能喪失時に用いる設備(a) 代替格納容器スプレイ

東海第二発電所
ｂ．格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水
炉心の著しい損傷が発生した場合において格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル

全交流動力電源又は原子炉補機冷却機能が喪失した場合を想定した原子炉格納容器下部（ドライウェル部）への注水によりペデスタル（ドライウェル部）の床面に落下した溶融炉

注水設備(代替格納容器スプレイ)として、常設電動注入ポンプ、非常用炉心冷却設備の燃

心の冷却ができない場合に，原子炉格納容器下部のペデスタル（ドライウェル部）に落下し料取替用水タンク及び 2 次系補給水設備の復水タンクを使用する。

た溶融炉心の冷却を行うための重大事故等対処設備（格納容器下部注水系（可搬型）による燃料取替用水タンク又は復水タンクを水源とする常設電動注入ポンプは、格納容器スプ

ペデスタル（ドライウェル部）への注水）として可搬型代替注水中型ポンプ，可搬型代替注

レイ系統を介して、原子炉格納容器内上部にあるスプレイリングのスプレイノズルより注

水大型ポンプ，西側淡水貯水設備，代替淡水貯槽，可搬型設備用軽油タンク及びタンクロー

水し、代替格納容器スプレイ水が原子炉格納容器とフロア最外周部間の隙間等を通じ原子リを使用する。

炉格納容器最下階フロアまで流下し、さらに連通穴を経由して原子炉下部キャビティへ流

西側淡水貯水設備を水源とする可搬型代替注水中型ポンプは，高所東側接続口，高所西側

入することで、溶融炉心が落下するまでに原子炉下部キャビティに十分な水量を蓄水でき接続口，原子炉建屋東側接続口又は原子炉建屋西側接続口にホースを接続し，低圧代替注水る設計とする。常設電動注入ポンプは、代替電源設備である大容量空冷式発電機より重大系及び格納容器下部注水系を介して，原子炉格納容器下部のペデスタル（ドライウェル部）

事故等対処用変圧器受電盤及び重大事故等対処用変圧器盤を経由して給電できる設計とすに注水することで溶融炉心が落下するまでにペデスタル（ドライウェル部）にあらかじめ十る。

分な水量を蓄水するとともに落下した溶融炉心の冷却が可能な設計とする。

備考
設備の相違（先行 BWR 及技術的能力との整合）

代替淡水貯槽を水源とする可搬型代替注水大型ポンプは，高所東側接続口，高所西側接続口，原子炉建屋東側接続口又は原子炉建屋西側接続口にホースを接続し，低圧代替注水系及び格納容器下部注水系を介して，原子炉格納容器下部のペデスタル（ドライウェル部）に注水することで溶融炉心が落下するまでにペデスタル（ドライウェル部）にあらかじめ十分な
水量を蓄水するとともに落下した溶融炉心の冷却が可能な設計とする。
格納容器下部注水系（可搬型）は，代替淡水源が枯渇した場合において，可搬型代替注水
中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプにより海も使用可能な設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式のディーゼルエンジ
ンにて駆動が可能な設計とする。可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの燃料は，可搬型設備用軽油タンクからタンクローリを用いて給油が可能な設計とする。
コリウムシールドは，溶融炉心が原子炉格納容器下部のペデスタル（ドライウェル部）へと落下した場合において，ペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートの侵食を抑制可能な設計とする。
具体的な設備は、以下のとおりとする。

具体的な設備は，以下のとおりとする。

・常設電動注入ポンプ

・可搬型代替注水中型ポンプ

・燃料取替用水タンク

・可搬型代替注水大型ポンプ

・復水タンク・コリウムシールド・大容量空冷式発電機(10.2 代替電源設備)

・西側淡水貯水設備（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）

・重大事故等対処用変圧器受電盤(10.2 代替電源設備)

・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）

・重大事故等対処用変圧器盤(10.2 代替電源設備)

・可搬型設備用軽油タンク（10.2 代替電源設備）
・タンクローリ（10.2 代替電源設備）

その他、設計基準事故対処設備である原子炉格納施設の原子炉格納容器を重大事故等対その他，設計基準事故対処設備である原子炉格納施設の原子炉格納容器を重大事故等対処

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赤字 設備，運用又は体制 相違（設計方針 相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉
処設備として使用する。
(2) 溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延・防止に用いる設備

東海第二発電所

備考

設備として使用する。
(2) 溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止に用いる設備

原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備のうち、炉心の著しい損傷が発生し溶融炉心を冷却するための設備のうち，炉心の著しい損傷が発生した場合に，溶融炉心の原た場合に溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下を遅延・防止するための設備として重大事

子炉格納容器下部のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下を遅延・防止するための設

故等対処設備(高圧注入ポンプによる炉心注入、余熱除去ポンプによる炉心注入、充てんポン

備として重大事故等対処設備（原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水，高圧代替

プによる炉心注入、B 格納容器スプレイポンプによる代替炉心注入、常設電動注入ポンプに

注水系による原子炉圧力容器への注水，低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注よる代替炉心注入及び B 充てんポンプによる代替炉心注入)を設ける。

水，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水，代替循環冷却系による原子炉設備の相違（技術的能力との整合）
技術的能力審査基準 1.8 での要求設備の相違（技術的能力との整合）

圧力容器への注水及びほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入）を設ける。
これらの設備は、「5.6 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」と同じであり、詳細は「5.6 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」にて記載する。

ａ．原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水
炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉心の原子炉格納容器下部のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下を遅延・防止するための重大事故等対処設備（原子炉隔離時冷却ディーゼル発電機は、設計基準事故対処設備であるとともに、重大事故等時においても使用

系による原子炉圧力容器への注水）として原子炉隔離時冷却系ポンプ及びサプレッション・するため、「1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針」に示す設計方針を適用する、ただプールを使用する。なお，この場合は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水

し、多様性、位置的分散等を考慮すべき対象の設計基準事故対処設備はないことから、「1.1.7

注入と並行して行う。

重大事故等対処設備に関する基本方針」のうち多様性、位置的分散等の設計方針は適用しない。

設備の相違（技術的能力との整合）

原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水については，「5.7 原子炉冷却材圧
力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」に示す。
ｂ．高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水設備の相違（技術的能力との整合）

炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉心の原子炉格納容器下部のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下を遅延・防止するための重大事故等対処設備（高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水）として常設高圧代替注水系ポンプ及びサプレッション・プー
ルを使用する。なお，この場合は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入と並行して行う。
高圧代替注水系による原子炉圧力容器への注水については，「5.7 原子炉冷却材圧力バ
ウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」に示す。
ｃ．低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水設備の相違（技術的能力との整合）

炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉心の原子炉格納容器下部のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下を遅延・防止するための重大事故等対処設備（低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水）として常設低圧代替注水系ポンプ及び代替淡水貯槽を使用する。なお，この場合は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入と並行して行う。
低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水については，「5.9 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」に示す。

ｄ．低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水設備の相違（技術的能力との整合）

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赤字 設備，運用又は体制 相違（設計方針 相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉心の原子炉格納容器下部のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下を遅延・防止するための重大事故等対処設備（低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水）として可搬型代替注水中型ポンプ，可搬型代替
注水大型ポンプ，西側淡水貯水設備及び代替淡水貯槽を使用する。なお，この場合は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入と並行して行う。
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水については，「5.9 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」に示す。
ｅ．代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水設備の相違（技術的能力との整合）

炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉心の原子炉格納容器下部のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下を遅延・防止するための重大事故等対処設備（代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水）として代替循環冷却系ポンプ，サプレッション・プール，残留熱除去系熱交換器及び緊急用海水ポンプ又は残留熱除去系海水ポンプを使用する。なお，
この場合は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入と並行して行う。
代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水については，「5.9 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」に示す。
ｆ． ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入

設備の相違（技術的能力との整合）

炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉心の原子炉格納容器下部のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下を遅延・防止するための重大事故等対処設備（ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入）としてほう酸水注入ポンプ及びほう酸水貯蔵タンクを使用する。なお，この場合は，原子炉隔離時冷却系による原子炉圧力容器への注水，高圧
代替注水系による原子炉圧力容器への注水，低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注水及び代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水のいずれかによる原子炉圧力容器への注水と並行して行う。
ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入については，「6.8 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備」に示す。
原子炉格納容器については，「9.1 原子炉格納施設 9.1.2 重大事故等時」に示す。
ディーゼル発電機、大容量空冷式発電機、重大事故等対処用変圧器受電盤及び重大事故等対処用変圧器盤については、「10.2 代替電源設備」にて記載する。原子炉格納施設の原子炉格納容器については、「9.1 原子炉格納施設 9.1.2 重大事故等時」にて記載する。

西側淡水貯水設備及び代替淡水貯槽については，「9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備」に示す。
常設代替高圧電源装置，可搬型設備用軽油タンク及びタンクローリについては，「10.2 代替電源設備」に示す。

9.7.2.1 多重性又は多様性及び独立性、位置的分散
基本方針については、「1.1.7.1 多様性、位置的分散、悪影響防止等」に示す。
格納容器スプレイポンプは、多重性を持ったディーゼル発電機から給電でき、系統として多重性を持つ設計とする。

9.8.2.1 多重性又は多様性及び独立性，位置的分散
基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
常設低圧代替注水系ポンプを使用する格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水は，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置からの独立した電源

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赤字 設備，運用又は体制 相違（設計方針 相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

常設電動注入ポンプを使用した代替格納容器スプレイは、大容量空冷式発電機からの独立供給ラインから給電することにより駆動することが可能な設計とする。また，格納容器下部注水した電源供給ラインから給電することにより、格納容器スプレイポンプを使用した格納容器

系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式のディーゼ

スプレイとは互いに多様性を持った電源により駆動できる設計とする。

ルエンジン駆動とすることで，電動駆動の常設低圧代替注水系ポンプに対して多様性を有する設

また、燃料取替用水タンク及び復水タンクを水源とすることで、燃料取替用水タンクを水

備考

計とする。

源とする格納容器スプレイポンプを使用した格納容器スプレイに対して、異なる水源を持つ設計とする。
常設電動注入ポンプは、原子炉補助建屋内の格納容器スプレイポンプと異なる区画に設置
し、復水タンクは原子炉周辺建屋内に設置する。これにより、格納容器スプレイポンプ及び燃料取替用水タンク建屋内の燃料取替用水タンクと位置的分散を図る設計とする。
格納容器スプレイに使用する格納容器スプレイポンプ及び代替格納容器スプレイに使用す

格納容器下部注水系（常設）及び格納容器下部注水系（可搬型）の電動弁は，弁駆動部にハ先行 BWR の反映

ンドルを設け現場での人力操作を可能とすることで，電動駆動に対し多様性を有する設計とする。
格納容器下部注水系（常設）及び格納容器下部注水系（可搬型）の水源は，それぞれ代替淡水貯槽と代替淡水源とすることで，異なる水源を有する設計とする。

る常設電動注入ポンプは、ディーゼル発電機に対して多様性を持った大容量空冷式発電機から給電できる設計とする。
常設電動注入ポンプを使用する代替格納容器スプレイ配管と格納容・器スプレイポンプを使用する格納容器スプレイ配管は、燃料取替用水タンクを水源とする場合は燃料取替用水タ

常設低圧代替注水系ポンプは，屋外の常設低圧代替注水系格納槽内に設置することで，屋外の保管場所に分散して保管する可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプと位置的分散を図る設計とする。

ンク出口配管との分岐点から格納容器スプレイ配管との合流点まで、復水タンクを水源とす
る場合は復水タンクから格納容器スプレイ配管との合流点までの系統について、互いに独立した設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプによるペデスタル（ドライウェル部）への注水配管は，可搬型代替
注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプによるペデスタル（ドライウェル部）への注水配管との合流点までを独立した設計とすることで可能な限り独立性を有する設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの接続口は，共通要因によって接続できなくなることを防止するため，位置的分散を図った複数箇所に設置する設計とする。
これらの多様性及び系統の独立並びに位置的分散によって、互いに重大事故等対処設備としての独立性を持つ設計とする。

玄海は、常設で対応するため接続口の記載は無い。
（先行ＢＷＲと記載を整合）

これらの多様性及び系統の独立性並びに位置的分散によって，格納容器下部注水系（常設）と格納容器下部注水系（可搬型）が同時にその機能が損なわれないよう，互いの重大事故等対処設備としての独立性を有する設計とする。
PWR と BWR 流入経路の差異

2 箇所の連通穴を含む格納容器スプレイノズルから原子炉下部キャビティへの流入経路

PWR：格納容器スプレイから原子炉下部へは、原子炉格納容器内に様々な経路を設けることで、多重性を持った設計とする。
電源設備の多様性、位置的分散については「10.2 代替電源設備」にて記載する。

電源の多様性及び位置的分散については，「10.2 代替電源設備」に示す。

流入
BWR：格納容器下部への注水配管から直接

9.7.2.2 悪影響防止

9.8.2.2 悪影響防止

基本方針については、「1.1.7.1 多様性、位置的分散、悪影響防止等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

格納容器スプレイに使用する格納容器スプレイポンプ、燃料取替用水タンク及び格納容器

格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水及び原子炉圧力容

スプレイ冷却器は、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処

器への注水に使用する常設低圧代替注水系ポンプ及び代替淡水貯槽は，通常待機時は隔離弁によ設備として使用することで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

り他の系統と隔離し，重大事故等時に弁操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とす

代替格納容器スプレイに使用する常設電動注入ポンプ、燃料取替用水タンク及び復水タンク

ることで他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

は、弁操作等によって、設計基準対象施設として使用する系統構成から重大事故等対処設備

格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水及び原子炉圧力としての系統構成とすることで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする、常設電動注入

容器への注水に使用する可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，通常待機

注入

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赤字 設備，運用又は体制 相違（設計方針 相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

ポンプによる代替炉心注入から代替格納容器スプレイへの切替えの際においても、他の設備

時は接続先の系統と分離された状態で保管すること及び重大事故等時に接続，弁操作等により重に悪影響を及ぼさないよう系統構成が可能な設計とする。また、放射性物質を含む系統と含大事故等対処設備としての系統構成とすることで他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

まない系統を区分するため、通常時に燃料取替用水タンクと復水タンクをディスタンスピー
スで分離する設計とする。

備考

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，設置場所において輪止め又は車両転倒防止装置により固定することで他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
コリウムシールドは，他の設備と独立して設置することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設PWR に該当設備なし。

計とする。また，コリウムシールド内に設置する機器ドレンサンプ及び床ドレンサンプの排水経柏崎に類似設備があり，東二も同様に漏え

路は，十分な排水流量を確保することで，原子炉冷却材圧力バウンダリからの原子炉冷却材の漏い検出機能に対しての方針を記載する。

えい検出機能に対して悪影響を及ぼさない設計とする。
9.7.2.3 容量等

9.8.2.3 容量等

基本方針については、「1.1.7.2 容量等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するため

格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水として使用する常に使用する格納容器スプレイポンプは、設計基準事故対処設備の格納容器スプレイ機能と兼設低圧代替注水系ポンプは，炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器下部の用している。炉心の著しい損傷が発生した場合、設計基準事故時に使用する場合のポンプ流

ペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉心を冷却するために必要な注水流量に対してポ量で当該ポンプにより原子炉格納容器内ヘスプレイし、2 筒所の連通穴のいずれか一方からンプ 2 個の運転により十分なポンプ容量を有する設計とする。

でもスプレイ水が流入することで、溶融炉心が落下するまでに、原子炉下部キャビティに十分な水量を蓄水できる。したがって、当該ポンプは設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。

常設低圧代替注水系ポンプは，他系統への注水と同時に使用する場合でも，各系統の必要な流量を確保可能な設計とする。
格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水として使用する

炉心の著しい損傷が発生した場合における原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するため

可搬型代替注水中型ポンプは，重大事故等時において注水に必要なポンプ容量を確保するため 1の格納容器スプレイ及び代替格納容器スプレイとして使用する燃料取替用水タンクは、設計

セット 2 個使用する。保有数は，2 セットで 4 個と，故障時及び保守点検による待機除外時の予基準事故時の非常用炉心冷却設備の水源と兼用しており、設計基準事故時に使用する場合の備として 1 個の合計 5 個を保管する。

タンク容量が、原子炉格納容器への注水に必要なタンク容量に対して十分であるため、設計基準事故対処設備と同仕様で設計する。

格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水として使用する
可搬型代替注水大型ポンプは，重大事故等時において注水に必要なポンプ容量を有するものを 1

炉心の著しい損傷が発生した場合における原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するため

セット 1 個使用する。保有数は，2 セット 2 個と，故障時及び保守点検による待機除外時の予備の格納容器スプレイ及び代替格納容器スプレイとして使用する復水タンクは、原子炉格納容として 2 個の合計 4 個を保管する。予備については，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）と兼器への注水量に対し、淡水又は海水を補給するまでの間、水源を確保できる十分なタンク容用する。

量を有する設計とする。
炉心の著しい損傷が発生した場合における原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するためコリウムシールドは，原子炉圧力容器下部から落下する溶融炉心を全量保有でき，かつ，溶融
炉心・コンクリート相互作用の影響を抑制可能な厚さ及び高さを有する設計とする。

に代替格納容器スプレイとして使用する常設電動注入ポンプは、炉心の著しい損傷が発生した場合において代替格納容器スプレイとして、原子炉格納容器の下部に落下した溶融炉心を冷却するために必要なポンプ流量に対して十分なポンプ流量を有する設計とする。
9.7.2.4 環境条件等

9.8.2.4 環境条件等

基本方針については、「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

格納容器スプレイポンプ、格納容器スプレイ冷却器及び常設電動注入ポンプは、原子炉補

常設低圧代替注水系ポンプは，常設低圧代替注水系格納槽内に設置し，重大事故等時における

助建屋内に設置し、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
格納容器スプレイポンプの操作は中央制御室で可能な設計とする。常設電動注入ポンプの操作は中央制御室及び設置場所と異なる区画で可能な設計とする。

設備の相違（技術的能力との整合）

常設低圧代替注水系格納槽内の環境条件を考慮した設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプは，中央制御室から操作が可能な設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，屋外に保管及び設置し，重大事

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赤字 設備，運用又は体制 相違（設計方針 相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉
燃料取替用水タンクは、燃料取替用水タンク建屋内に設置し、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
復水タンクは、原子炉周辺建屋内に設置し、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
常設電動注入ポンプ及び復水タンクは、淡水だけでなく海水も使用することから、海水影

東海第二発電所
故等時における屋外の環境条件を考慮した設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，設置場所にて操作が可能な設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプ，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，淡水だけでなく海水も使用可能な設計とする。なお，可能な限り淡水源を優先し，海水通水を短時響を考慮した設計とする。

間とすることで，設備への影響を考慮する。また，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注

原子炉格納容器最下階から原子炉下部キャビティへ通じる 2 箇所の連通穴は、重大事故等時

水大型ポンプは，海から直接取水する際の異物の流入防止を考慮した設計とする。

における溶融炉心の堆積及び保温材等のデブリの影響を考慮し、閉塞しない設計とする。

備考

コリウムシールドは，原子炉格納容器下部のペデスタル（ドライウェル部）に設置し重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

9.7.2.5 操作性の確保

9.8.2.5 操作性の確保

基本方針については、「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

格納容器スプレイポンプ、燃料取替用水タンク及び格納容器スプレイ冷却器を使用した格

常設低圧代替注水系ポンプ及び代替淡水貯槽を使用する格納容器下部注水系（常設）によるペ

納容器スプレイを行う系統は、重大事故等が発生した場合でも、設計基準対象施設として使デスタル（ドライウェル部）への注水を行う系統は，重大事故等時において，通常待機時の系統用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用する設計とする。格納容器スプから弁の操作にて速やかに系統構成が可能な設計とする。

レイポンプは、中央制御室の制御盤の操作スイッチでの操作が可能な設計とする。
常設電動注入ポンプ、燃料取替用水タンク及び復水タンクを使用した代替格納容器スプレ

常設低圧代替注水系ポンプは，中央制御室の操作盤のスイッチにより操作が可能な設計とする。

イを行う系統は、重大事故等が発生した場合でも、通常時の系統から弁操作等にて速やかに可搬型代替注水中型ポンプ及び西側淡水貯水設備を使用する格納容器下部注水系（可搬型）に切替えできる設計とする。切替えに伴うディスタンスピースの取替作業については、一般的よるペデスタル（ドライウェル部）への注水を行う系統は，重大事故等時において，通常待機時に使用される工具を用いて確実に取替えが可能な設計とする、常設電動注入ポンプは、中央の隔離又は分離された状態から弁の操作や接続により速やかに系統構成が可能な設計とする。

制御室の制御盤の操作スイッチでの操作及び現場の操作スイッチによる操作が可能な設計とする。

可搬型代替注水中型ポンプは，車両として屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて輪止めにより固定が可能な設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプと高所東側接続口，高所西側接続口，原子炉建屋東側接続口及び原子炉建屋西側接続口の接続は，一般的に使用される工具を用いて接続可能なフランジ接続により確実に接続可能な設計とする。ホースの接続については，接続方式及びホース口径の統一により確実に接続可能な設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプは，ポンプ付属のスイッチにより設置場所での操作が可能な設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプ及び代替淡水貯槽を使用する格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水を行う系統は，重大事故等時において，通常待機時の隔離又は分離された状態から弁の操作や接続により速やかに系統構成が可能な設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，車両として屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて輪止め又は車両転倒防止装置により固定が可能な設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプと高所東側接続口，高所西側接続口，原子炉建屋東側接続口及び原子炉建屋西側接続口の接続は，一般的に使用される工具を用いて接続可能なフランジ接続により確実に接続が可能な設計とする。ホースの接続については，接続方式及びホース口径の統一により確実に接続が可能な設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，ポンプ付属のスイッチにより設置場所での操作が可能な設計と

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玄海発電所／東海第二発電所

赤字 設備，運用又は体制 相違（設計方針 相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考する。
9.8.3 主要設備及び仕様

9.7.3 主要設備及び仕様
原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備の主要設備及び仕様を第 9.7.1 表に示

原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備の主要設備及び仕様を第 9.8－1 表及び第9.8－2 表に示す。

す。

9.8.4 試験検査

9.7.4 試験検査
基本方針については、「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

格納容器スプレイに使用する格納容器スプレイポンプ、燃料取替用水タンク及び格納容器スプ

格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水に使用する常設低レイ冷却器は、他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な

圧代替注水系ポンプは，原子炉の運転中又は停止中に他系統と独立した試験系統により機能・性設計とする。

能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。

格納容器スプレイポンプは、分解が可能な設計とする。

常設低圧代替注水系ポンプは，原子炉の停止中に分解が可能な設計とする。

燃料取替用水タンクは、内部の確認が可能なように、マンホールを設ける設計とする。また、ほう素濃度及び有効水量が確認できる設計とする。
格納容器スプレイ冷却器は、内部の確認が可能なように、フランジを設ける設計とする。また、伝熱管の非破壊検査が可能なように、試験装置を設置できる設計とする。

格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水に使用する可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，原子炉の運転中又は停止中に他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。

代替格納容器スプレイに使用する常設電動注入ポンプ、燃料取替用水タンク及び復水タンク
は、他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。また、試験系統に含まれない系統については、悪影響防止のため、放射性物質を含む系統と含まない系統とを個別に通水及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
常設電動注入ポンプは、分解が可能な設計とする。

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，原子炉の運転中又は停止中にポン
プの分解又は取替が可能な設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，原子炉の運転中又は停止中に車両として走行確認及び外観の確認が可能な設計とする。

復水タンクは、内部の確認が可能なように、マンホールを設ける設計とする。
原子炉格納容器最下階フロアから原子炉下部キャビティへ通じる連通穴は、閉塞していない

コリウムシールドは，原子炉の停止中に外観の確認が可能な設計とする。

ことが確認できる設計とする。
第 9.7.1 表 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備(常設)の設備仕様

第 9.8－1 表 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備（常設）の設備仕様(1) 格納容器スプレイポンプ(1) 常設低圧代替注水系ポンプ兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・原子炉格納容器スプレイ設備

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

型

式

ターボ形

・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

個

数

2

・火災防護設備容量

約 200m３／h／個

程

約 200m

型

式

うず巻式

台

数

2

容

量

全
3

約 1,200m /h(1 台当たり)

揚最高使用圧力3.14MPa［gage］

最高使用温度

66℃

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玄海発電所／東海第二発電所

赤字 設備，運用又は体制 相違（設計方針 相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉
最高使用圧力2.7MPa[gage]

最高使用温度

150℃

揚程

約 175m

本体材料

ステンレス鋼(2) 燃料取替用水タンク
兼用する設備は以下のとおり。

東海第二発電所
材

質

備考

炭素鋼

(2) コリウムシールド
材

質

ジルコニア（ZrO２）

高さ

約1.88m厚さ

約0.15m個数

1・高圧注入系(3) 常設高圧代替注水系ポンプ

・低圧注入系
・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兼用する設備は以下のとおり。

・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備

・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

・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

型

式

ターボ形

・原子炉格納容器スプレイ設備

個

数

1

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

容量

約 136.7m３／h

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

全程

約 882m・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

最高使用圧力10.35MPa[gage]・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

最高使用温度120℃

・火災防護設備材

ステンレス鋼型式
基

揚質

たて置円筒型数1(4) 代替循環冷却系ポンプ

容量

約 2,100m3

兼用する設備は以下のとおり。

最高使用圧力大気圧

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

最高使用温度

95℃

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

ほう素濃度3,100ppm 以上

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

材料

ステンレス鋼・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

設置高さ

EL.0. Om

型

式

ターボ形

約 70m(3 号炉心より)

個

数

2

容

量

約 250m３／h／個

程

約 120m距離全揚(3) 格納容器スプレイ冷却器

最高使用圧力3.45MPa[gage]

兼用する設備は以下のとおり。

最高使用温度80℃

・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

材

炭素鋼

質

・原子炉格納容器スプレイ設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備(5) 原子炉隔離時冷却系ポンプ

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備兼用する設備は以下のとおり。

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

・原子炉隔離時冷却系

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赤字 設備，運用又は体制 相違（設計方針 相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

・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

・火災防護設備

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

型

式

横置 U 字管式型

式

横置多段うず巻き形

基

数

2

個

数

1

約 23.6MW(1 基当たり)容量

約 142m３／h

程約 869m～約 186m

伝熱容量

全

最高使用圧力揚管

側2.7MPa [gage]

最高使用圧力10.35MPa[gage]

胴側1.4MPa [gage]

最高使用温度

77℃

材

炭素鋼

最高使用温度
管

側

150℃

胴

側

95℃

材

質

備考

(6) ほう酸水注入ポンプ
兼用する設備は以下のとおり。

料

管

側

ステンレス鋼・ほう酸水注入系

胴

側

炭素鋼

・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
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備(4) 常設電動注入ポンプ
兼用する設備は以下のとおり。

種類

水平3連プランジャポンプ

・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

個

数

2（うち1は予備）・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

容量

約9.78m３／h

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

全

程

約870m

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

最高使用圧力9.66MPa[gage]

揚

型

式

うず巻式

最高使用温度

66℃

台

数

1

材

ステンレス鋼容量

約 150m /h

揚程

約 150m本体材料

質

3ステンレス鋼(7) 緊急用海水ポンプ兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備(5) 復水タンク

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備兼用する設備は以下のとおり。

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

・原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備

・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

型

式

ターボ形

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

個

数

2

・2 次系補給水設備

容量

約 844m３／h／個・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

全程

約 130m・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

最高使用圧力2.45MPa[gage]

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

最高使用温度38℃

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

材

ステンレス鋼

揚

質

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赤字 設備，運用又は体制 相違（設計方針 相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
型式

たて置円筒型基数1(8) 残留熱除去系海水ポンプ兼用する設備は以下のとおり。

3

約 1,200m

・残留熱除去系

本体材料

炭素鋼

・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

設置高さ

EL.+11.3m

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

約 40m(3 号炉心より)・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

容

距

量

離

型

式

たて形うず巻式

個

数

4

容

量

約 886m3／h／個

揚程

約 184m

最高使用圧力3.45MPa[gage]

最高使用温度38℃(9) 西側淡水貯水設備
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備
・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・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
個

数

1

容

量

約 5,000m３

最高使用圧力静水頭

最高使用温度

66℃

種

鉄筋コンクリート貯槽類(10) 代替淡水貯槽兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備
・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

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赤字 設備，運用又は体制 相違（設計方針 相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
個

数

1

容

量

約 5,000m３

最高使用圧力静水頭

最高使用温度

66℃

種

鉄筋コンクリート貯槽類(11) サプレッション・プール
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉格納施設
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
個

数

1

容

量

約 3,400m３

最高使用圧力

0.62MPa〔gage〕

最高使用温度

200℃

材

炭素鋼

質

(12) ほう酸水貯蔵タンク
兼用する設備は以下のとおり。
・ほう酸水注入系
・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
・原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
種

類

円筒縦型

個

数

1

容

量

約19.5m３

最高使用圧力静水頭

最高使用温度66℃

材

ステンレス鋼料

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赤字 設備，運用又は体制 相違（設計方針 相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考(13) 残留熱除去系熱交換器兼用する設備は以下のとおり。
・残留熱除去系
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
型

式

縦型Ｕチューブ式

個

数

2

伝 熱 容 量

約 19.4×103kW ／個(原子炉停止時冷却モ-ド)

最高使用圧力管側3.45 MPa[gage]

胴側3.45 MPa[gage]

最高使用温度
管

側

249℃

胴

側

249℃

材

料

管

側

白銅管

胴

側

炭素鋼

第 9.8－2 表 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備（可搬型）の設備仕様(1) 可搬型代替注水中型ポンプ兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備
・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・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
型

式

うず巻形

個

数

4（予備 1）

容量

約 210m３／h／個

程

約 100m

全揚最高使用圧力1.4MPa[gage]

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赤字 設備，運用又は体制 相違（設計方針 相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所
最高使用温度

備考

60℃(2) 可搬型代替注水大型ポンプ兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備
・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・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
型

式

うず巻形

個

数

2（予備 2＊1）

容量

約 1,320m３／h／個

程

約 140m

全揚最高使用圧力1.4MPa[gage]

最高使用温度

60℃＊１「可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）
」と兼用

15／17

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赤字 設備，運用又は体制 相違（設計方針 相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

第 9.8－1 図 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備 系統概要図(1)（格納容器下部注水系（常設）によるによるペデスタル（ドライウェル部）への注水）

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玄海発電所／東海第二発電所

赤字 設備，運用又は体制 相違（設計方針 相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５１条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

第 9.8－2 図 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備 系統概要図(2)（格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水）

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赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５２条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所
9.

原子炉格納施設

9.8 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

9.9 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

9.8.1 概 要9.9.1 概要

炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器内における水素爆発による破損を防炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器内における水素による爆発（以下止する必要がある場合には、水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために必要な重大事「水素爆発」という。
）による破損を防止する必要がある場合には，水素爆発による原子炉格納容

故等対処設備を設置及び保管する。

器の破損を防止するために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。

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の概略系統図を第 9.8.1 図から第9.8.5 図に示す。

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の系統概要図を第 9.9－1 図から第9.9－3 図に示す。

9.8.2 設計方針

9.9.2 設計方針

（1）水素濃度低減に用いる設備（1）水素濃度低減に用いる設備

ａ．水素濃度低減

備考

ａ．可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器内の不活性化

・本条文に旧定義「設計基準拡張設備」はない。

・PWR は水素濃度制御設備を設
置

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のうち、炉心の著しい損傷が発生

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のうち，炉心の著しい損傷が発した場合において、原子炉格納容器内の水素濃度を低減するための設備として以下の水素濃度制

生した場合において，原子炉格納容器内における水素爆発による破損を防止できるように，原設備の相違（PWR,BWR）

御設備（静的触媒式水素再結合装置による水素濃度低減及び電気式水素燃焼装置による水素濃度

子炉格納容器内を不活性化するための設備として，以下の重大事故等対処設備（可搬型窒素供・格納容器の違い（酸素濃度上低減）を設ける。水素濃度制御設備（静的触媒式水素再結合装置による水素濃度低減及び電気式給装置による原子炉格納容器内の不活性化）を設ける。

水素燃焼装置による水素濃度低減） は、水素ガスを原子炉格納容器外に排出することなく水素濃度を低減できる設計とする。

原子炉格納容器内を不活性化するための重大事故等対処設備として，窒素供給装置及び窒素供給装置用電源車を使用する。
可搬型窒素供給装置は，窒素供給装置及び窒素供給装置用電源車で構成し，原子炉格納容器（a） 静的触媒式水素再結合装置による水素濃度低減
水素濃度制御設備（静的触媒式水素再結合装置による水素濃度低減） として、静的触媒式水素

静的触媒式水素再結合装置は、ジルコニウム－水反応等で短期的に発生する水素及び水の放射器が小さく，重大事故等時に酸素濃度上昇が早いため，窒素を供給し抑制）

器内に発生する水素及び酸素の濃度を可燃限界未満にできる設計とする。

・等には亜鉛,アルミと PH 調整剤反応による水素発生があ

具体的な設備は，以下のとおりとする。

る（先行 BWR と整合）

・窒素供給装置

線分解等で長期的に緩やかに発生し続ける水素を除去することにより、原子炉格納容器内の水素・窒素供給装置用電源車

濃度を継続的に低減できる設計とする。また、静的触媒式水素再結合装置動作監視装置は、中央

本系統の流路として，不活性ガス系の配管及び弁を重大事故等対処設備として使用する。

制御室にて静的触媒式水素再結合装置の作動状況を温度上昇により確認できる設計とする。静的

その他，設計基準事故対処設備である原子炉格納施設の原子炉格納容器を重大事故等対処設

触媒式水素再結合装置動作監視装置は、ディーゼル発電機に加えて、代替電源設備である大容量（東二は先行 BWR と比べ格納容内に窒素を供給することで，ジルコニウム－水反応及び水の放射線分解等により原子炉格納容

再結合装置を使用し、作動状況確認のため静的触媒式水素再結合装置動作監視装置を使用する。
また、代替電源設備として大容量空冷式発電機を使用する。

昇抑制）

・電源装置一体型

備として使用する。

空冷式発電機から給電できる設計とする。

また，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器内における水素爆発による

具体的な設備は、以下のとおりとする。

破損を防止できるよう，原子炉の運転中は，原子炉格納容器内を不活性ガス系により常時不活

・静的触媒式水素再結合装置

性化する設計とする。

・静的触媒式水素再結合装置動作監視装置
・大容量空冷式発電機（10.2 代替電源設備）
その他、設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機及び原子炉格納施設の原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用する。

1

・設計基準の不活性ガス系を記載（先行 BWR と整合）

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５２条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考（b） 電気式水素燃焼装置による水素濃度低減
水素濃度制御設備（電気式水素燃焼装置による水素濃度低減）として、電気式水素燃焼装置を使用し、作動状況確認のため電気式水素燃焼装置動作監視装置を使用する。また、代替電源設備として大容量空冷式発電機を使用する。
電気式水素燃焼装置は、炉心の著しい損傷に伴い事故初期に原子炉格納容器内に大量に放出される水素を計画的に燃焼させ、原子炉格納容器内の水素濃度ピークを制御できる設計とする。電気式水素燃焼装置動作監視装置は、中央制御室にて電気式水素燃焼装置の作動状況を温度上昇により確認できる設計とする。電気式水素燃焼装置及び電気式水素燃焼装置動作監視装置は、ディーゼル発電機に加えて、代替電源設備である大容量空冷式発電機から給電できる設計とする。
具体的な設備は、以下のとおりとする。
・電気式水素燃焼装置
・電気式水素燃焼装置動作監視装置
・大容量空冷式発電機（10.2 代替電源設備）
その他、設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機及び原子炉格納施設の原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用する。
ｂ．格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素及び酸素の排出
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のうち，炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内に滞留する水素及び酸素を大気へ放出するための設備

・先行 BWR と整合（BWR は格納容器圧力逃がし装置を設置）

として，以下の重大事故等対処設備（格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素及び酸素の排出）を設ける。
原子炉格納容器内に滞留する水素及び酸素を大気へ排出するための重大事故等対処設備として，格納容器圧力逃がし装置を使用する。
格納容器圧力逃がし装置は，炉心の著しい損傷が発生した場合において，フィルタ装置により排気中に含まれる放射性物質の環境への放出量を抑制しつつ，ジルコニウム－水反応及び水の放射線分解等により発生する原子炉格納容器内の水素及び酸素を大気に放出できる設計とする。
格納容器圧力逃がし装置は，排出経路での水素爆発を防止するため，通常待機時は系統内を・表現の統一窒素置換しておくことで，ベント実施時に排出ガスに含まれる水素と酸素によって，系統内が可燃領域に達することを防止する設計とする。また，ベント停止後にフィルタ装置内に蓄積した放射性物質による水の放射線分解等で発生する水素及び酸素によって，系統内が可燃領域に・等には亜鉛,アルミと PH 調整

達することを防止するため，外部より不活性ガスを供給することにより系統内をパージするこ剤反応による水素発生があとが可能な設計とする。

る（先行 BWR と整合）

格納容器圧力逃がし装置は，排出経路にフィルタ装置を設置することにより，排出ガスに含まれる放射性物質を低減することが可能な設計とする。
排出経路における水素濃度を測定し，監視できるよう，水素が蓄積する可能性のある排出経2

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５２条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

路の配管頂部にフィルタ装置入口水素濃度を設ける。また，放射線量率を測定し，放射性物質濃度を推定できるよう，フィルタ装置出口側配管にフィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）を設ける。
フィルタ装置入口水素濃度は，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置又は可搬型代替交流電源設備である可搬型代替低圧電源車から給電できる設計とする。また，フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）は，常設代替直流電源設備である緊急用 125V 系
蓄電池又は可搬型代替直流電源設備である可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器から給電できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・フィルタ装置（9.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備）
・第一弁（Ｓ／Ｃ側）（9.7

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備）

・第一弁（Ｄ／Ｗ側）（9.7

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備）

・第二弁（9.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備）
・第二弁バイパス弁（9.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備）
・第二弁操作室遮蔽（9.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備）
・第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）（9.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備）・差圧計（9.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備）
・遠隔人力操作機構（9.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備）
・可搬型窒素供給装置（9.7

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備）

・圧力開放板・フィルタ装置入口水素濃度（6.4 計装設備（重大事故等対処設備））
・フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）（6.4 計装設備（重大事故等対処
設備））
・常設代替高圧電源装置（10.2 代替電源設備）
・可搬型代替低圧電源車（10.2 代替電源設備）
・緊急用 125V 系蓄電池（10.2 代替電源設備）
・可搬型整流器（10.2 代替電源設備）
本系統の流路として，不活性ガス系，耐圧強化ベント系及び格納容器圧力逃がし装置の配管

・先行 BWR と同様及び弁を重大事故等対処設備として使用する。
その他，設計基準事故対処設備である原子炉格納施設の原子炉格納容器を重大事故等対処設
備として使用する。
・耐圧強化ベントの使用は炉心損傷前（先行 BWR との相違）
ｂ．可搬型格納容器水素濃度計測装置による水素濃度監視
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のうち、炉心の著しい損傷が発生

ｃ．格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視

3・BWR は事象初期から水素濃度が上昇するため酸素濃度で赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５２条 】
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東海第二発電所

備考

した場合において、原子炉格納容器内の水素濃度が変動する可能性のある範囲で測定するための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のうち，炉心の著しい損傷が発管理（先行 BWR と整合）設備として以下の監視設備（可搬型格納容器水素濃度計測装置による水素濃度監視）を設ける。

生した場合において，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度が変動する可能性のある範囲

・先行 PWR は可搬型による対応

監視設備（可搬型格納容器水素濃度計測装置による水素濃度監視） として、可搬型格納容器水で測定するための設備として，以下の監視設備（格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内素濃度計測装置、可搬型ガスサンプリング冷却器用冷却ポンプ、可搬型代替ガスサンプリング圧

酸素濃度（ＳＡ）による原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度監視）を設ける。

縮装置、窒素ボンベ（事故時試料採取設備弁用）、移動式大容量ポンプ車、燃料油貯蔵タンク及び監視設備（格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）による原子炉格納タンクローリ並びに事故時試料採取設備の格納容器雰囲気ガスサンプル冷却器を使用する。

容器内の水素濃度及び酸素濃度監視）として，格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸

また、代替電源設備として大容量空冷式発電機を使用する。

素濃度（ＳＡ）（サンプリング装置を含む）を使用する。

・サンプリング装置と一体型

可搬型格納容器水素濃度計測装置及び可搬型代替ガスサンプリング圧縮装置は、事故時試料採格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）は，炉心の著しい損傷が発生

取設備に接続することで、格納容器雰囲気ガスサンプル冷却器により冷却し、格納容器雰囲気ガした場合において，サンプリング装置により原子炉格納容器内の雰囲気ガスを原子炉建屋原子・先行 BWR と整合

スサンプル湿分分離器にて湿分を低減し、可搬型代替ガスサンプリング圧縮装置にて供給された

炉棟内へ導き，検出器で測定することで，中央制御室にて原子炉格納容器内の水素濃度及び酸

先行 BWR は現場設置型水素濃度

原子炉格納容器内の雰囲気ガスの水素濃度を可搬型格納容器水素濃度計測装置で測定し、中央制素濃度を監視できる設計とする。格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（Ｓとサンプリング方式の CAMS（水御室にて原子炉格納容器内の水素濃度を監視できる設計とする。全交流動力電源喪失により原子Ａ）（サンプリング装置を含む）は，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置又は可素濃度・酸素濃度）を使用(東二炉補機冷却機能が喪失した場合においては、可搬型ガスサンプリング冷却器用冷却ポンプを原子搬型代替交流電源設備である可搬型代替低圧電源車から給電できる設計とする。

は冷却水不要の冷却方式）

炉補機冷却水系統に接続することで、サンプリングガスを冷却するための原子炉補機冷却水を供給できる設計とする。窒素ボンベ（事故時試料採取設備弁用）は、事故時試料採取設備弁に窒素を供給できる設計とする。また、24 時間経過した後のサンプリングガスの冷却として、海を水源とする移動式大容量ポンプ車は、Ａ 、Ｂ海水ストレーナブロー配管に可搬型ホースを接続、又は海水母管戻り配管を取り外して可搬型ホースを接続し、サンプリングガスの冷却系統へ海水を直接供給できる設計とする。可搬型格納容器水素濃度計測装置、可搬型ガスサンプリング冷却器用
冷却ポンプ及び可搬型代替ガスサンプリング圧縮装置は、ディーゼル発電機に加えて、代替電源設備である大容量空冷式発電機から給電できる設計とする。
移動式大容量ポンプ車の燃料は、燃料油貯蔵タンクよりタンクローリを用いて補給できる設計とする。
具体的な設備は、以下のとおりとする。

具体的な設備は，以下のとおりとする。

・可搬型格納容器水素濃度計測装置（３号及び４号炉共用）・格納容器内水素濃度（ＳＡ）（サンプリング装置を含む）

設備の相違

・可搬型ガスサンプリング冷却器用冷却ポンプ（３号及び４号炉共用）・格納容器内酸素濃度（ＳＡ）（サンプリング装置を含む）

・PWR は可搬設備で対応

・可搬型代替ガスサンプリング圧縮装置（３号及び４号炉共用）

・常設代替高圧電源装置（10.2 代替電源設備）

・東二は常設・格納容器雰囲気ガスサンプル冷却器（３号及び４号炉共用、既設）・可搬型代替低圧電源車（10.2 代替電源設備）（先行 BWR と整合）

・格納容器雰囲気ガスサンプル湿分分離器（３号及び４号炉共用、既設）・窒素ボンベ（事故時試料採取設備弁用）
・移動式大容量ポンプ車（３号及び４号炉共用）
・燃料油貯蔵タンク（重大事故等時のみ３号及び４号炉共用）（10.2 代替電源設備）
・タンクローリ（３号及び４号炉共用）（10.2 代替電源設備）
・大容量空冷式発電機（10.2 代替電源設備）
原子炉補機冷却海水設備を構成するＡ 、Ｂ 海水ストレーナ及び原子炉補機冷却水設備を構成「9.9.2(1)ａ．(a)格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素及び酸素の排出」にするＡ原子炉補機冷却水冷却器は、設計基準事故対処設備の一部を流路として使用することか使用する不活性ガス系の配管及び弁は，設計基準対象施設であるとともに，重大事故等時におい4赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

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玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

ら、流路に係る機能について重大事故等対処設備としての設計を行う。その他、設計基準事故対ても使用するため，「1.1.7

処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機並びに非常用取水設備の取水口、取水管路及びる。ただし，多様性，位置的分散を考慮すべき対象の設計基準対象施設はないことから，「1.1.7取水ピットを重大事故等対処設備として使用する。

重大事故等対処設備に関する基本方針」のうち多様性及び位置的分散の設計方針は適用しない。

重大事故等対処設備に関する基本方針」に示す設計方針を適用す

ディーゼル発電機は、設計基準事故対処設備であるとともに、重大事故等時においても使用すフィルタ装置については，「9.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備」に示す。

るため、「1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針」に示す設計方針を適用する。ただし、フィルタ装置入口水素濃度及びフィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）につい

多様性、位置的分散等を考慮すべき対象の設計基準事故対処設備はないことから、「1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針」のうち多様性、位置的分散等の設計方針は適用しない。
ディーゼル発電機、大容量空冷式発電機、燃料油貯蔵タンク及びタンクローリについては、「10.2 代替電源設備」に示す。原子炉格納施設の原子炉格納容器については、「9.1 原子炉格
納施設 9.1.2 重大事故等時」に示す。非常用取水設備の取水口、取水管路及び取水ピットにつ・東二は非常用ディーゼルから
給電しない

ては，
「6.4 計装設備（重大事故等対処設備）」に示す。
原子炉格納施設の原子炉格納容器については，「9.1

原子炉格納施設 9.1.2

重大事故等時」に示す。
常設代替高圧電源装置，可搬型代替低圧電源車，緊急用 125V 系蓄電池及び可搬型整流器については，「10.2 代替電源設備」に示す。

いては、「10.8 非常用取水設備 10.8.2 重大事故等時」に示す。
9.8.2.1 多様性、位置的分散

9.9.2.1 多様性，位置的分散

基本方針については、「1.1.7.1 多様性、位置的分散、悪影響防止等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

静的触媒式水素再結合装置動作監視装置、電気式水素燃焼装置、電気式水素燃焼装置動作監視

可搬型窒素供給装置は，屋外の保管場所に分散して保管することで，位置的分散を図る設計

装置、可搬型格納容器水素濃度計測装置、可搬型ガスサンプリング冷却器用冷却ポンプ及び可搬型代替ガスサンプリング圧縮装置は、ディーゼル発電機に対して多様性を持った大容量空冷式発電機から給電できる設計とする。
電気式水素燃焼装置は、２系統の電源系統から給電することにより、多重性を持った電源により作動できる設計とする。
電気式水素燃焼装置の２系統の電源設備は、それぞれ原子炉補助建屋内の異なる区画に設置することで、互いに位置的分散を図る設計とする。また、互いに独立した設計とする。
これらの多様性、多重性及び電源設備の独立並びに位置的分散によって、互いに重大事故等対設備の相違（PWR,BWR）
・格納容器の違い（酸素濃度上とする。
格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）（サンプリング装置を含む）

昇抑制）

は，同一目的の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である格納容器雰（東二は先行 BWR と比べ格納容

囲気モニタと共通要因によって同時に機能が損なわないよう，非常用ディーゼル発電機に対し器が小さく，重大事故等時に酸て多様性を有する常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置又は可搬型代替交流電源

素濃度上昇が早いため，窒素を設備である可搬型代替低圧電源車から給電できる設計とし，可能な限り位置的分散を図る設計

供給し抑制）とする。

・先行 BWR は検出器の多様性有

電源設備の多様性，位置的分散については「10.2 代替電源設備」に示す。

処設備としての独立性を持つ設計とする。

（現場設置型水素濃度とサン
プリング方式の CAMS（水素濃電源設備の多様性、位置的分散については「10.2 代替電源設備」に示す。

度）

移動式大容量ポンプ車の接続口は、屋外に２箇所設置する設計とする。

・PWR は可搬設備

クラゲ等の海生生物からの影響に対し、移動式大容量ポンプ車は、複数の取水箇所を選定でき

・PWR は水素濃度制御設備を設る設計とする。
9.8.2.2 悪影響防止
基本方針については、「1.1.7.1 多様性、位置的分散、悪影響防止等」に示す。

置

9.9.2.2 悪影響防止
基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
可搬型窒素供給装置は，通常待機時は接続先の系統と分離して保管すること及び重大事故等時に接続，弁操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型窒素供給装置は，治具や輪留め等による固定をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

5

設備の相違（PWR,BWR）
・格納容器の違い（酸素濃度上
昇抑制）（東二は先行 BWR と比べ格納容器が小さく，重大事故等時に酸赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

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東海第二発電所

備考
素濃度上昇が早いため，窒素を供給し抑制）

静的触媒式水素再結合装置による水素濃度低減に使用する静的触媒式水素再結合装置は、他の設備の相違設備から独立して使用可能なことにより、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また、静（先行 BWR と整合）

的触媒式水素再結合装置は、重大事故等時の原子炉格納容器内における作動時の水素燃焼による・条文要求の違い

温度上昇が、重大事故等対処に重要となる他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。静的触媒

・PWR は水素濃度制御設備を設

式水素再結合装置による水素濃度低減に使用する静的触媒式水素再結合装置動作監視装置は、静置

的触媒式水素再結合装置の水素処理性能へ悪影響を及ぼさない設計とするとともに、他の設備か・BWR は不活性化

ら独立して使用可能なことにより、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
電気式水素燃焼装置による水素濃度低減に使用する電気式水素燃焼装置は、他の設備に悪影響を及ぼさないよう遮断器にて他の系統と分離が可能で、使用時に短絡及び地絡等による過電流が発生した場合でも安全系の電源系統に悪影響を及ぼさない設計とする。また、電気式水素燃焼装置は、重大事故等時の原子炉格納容器内における作動時の水素燃焼による温度上昇が、重大事故等対処に重要となる他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。電気式水素燃焼装置による水素濃度低減に使用する電気式水素燃焼装置動作監視装置は、電気式水素燃焼装置の水素処理性能へ悪影響を及ぼさない設計とするとともに、他の設備から独立して使用可能なことにより、他の設
備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型格納容器水素濃度計測装置による水素濃度監視に使用する可搬型格納容器水素濃度計

格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）（サンプリング装置を含む）

測装置、可搬型ガスサンプリング冷却器用冷却ポンプ、可搬型代替ガスサンプリング圧縮装置、は，他の設備から独立して使用可能なことにより，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とす

窒素ボンベ（事故時試料採取設備弁用）及び移動式大容量ポンプ車は、通常時に接続先の系統と

る。

設備の相違
・水素・酸素濃度（ＳＡ）はサンプリング装置一体分離された状態であること及び重大事故等時は重大事故等対処設備としての系統構成とするこ・PWR は可搬設備で対応とで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。可搬型格納容器水素濃度計測装置による水素（東二は常設）濃度監視に使用する格納容器雰囲気ガスサンプル冷却器及び格納容器雰囲気ガスサンプル湿分

・BWR は事象初期から水素濃度

分離器は、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使が上昇するため酸素濃度で用することで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。可搬型格納容器水素濃度計測装置に管理

よる水素濃度監視に使用するＡ、Ｂ海水ストレーナ及びＡ原子炉補機冷却水冷却器は、弁操作等によって、設計基準対象施設として使用する系統構成から重大事故等対処設備としての系統構成とすることで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。格納容器雰囲気ガスサンプル冷却器
及び格納容器雰囲気ガスサンプル湿分分離器は、原子炉格納容器内の雰囲気が逆流しないよう、
戻り配管に逆止弁を設ける。また、可搬型格納容器水素濃度計測装置、可搬型ガスサンプリング
冷却器用冷却ポンプ及び可搬型代替ガスサンプリング圧縮装置は、設置場所において固定することで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。さらに、移動式大容量ポンプ車より供給される海水を含む系統と含まない系統を区分するため、通常時に原子炉補機冷却水系統と原子炉補機
冷却海水系統をディスタンスピースで分離する設計とする。移動式大容量ポンプ車は、設置場所
において車輪止めによって固定をすることで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

6

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５２条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考
設備の相違

9.8.2.3 共用の禁止

・東二は共用しない

基本方針については、「1.1.7.1 多様性、位置的分散、悪影響防止等」に示す。
事故時試料採取設備の一部は、可搬型格納容器水素濃度計測装置、可搬型ガスサンプリング冷
却器用冷却ポンプ及び可搬型代替ガスサンプリング圧縮装置にて水素濃度測定を行う場合において、作業員の管理区域内の移動をなくして作業時間の短縮を図ることで、速やかに水素濃度測定が可能となり、安全性の向上が図れることから、３号炉及び４号炉で共用する設計とする。
共用によって、原子炉格納容器内の水素濃度測定を必要としない号炉に対し悪影響を及ぼさな
いよう、隔離が可能な設計とする。また、３号炉及び４号炉が同時に被災した場合は、遠隔操作で切り替えることで号炉ごとの水素濃度を適宜計測可能な設計とする。
共用によって他号炉に悪影響を及ぼさないよう、汚染度の大きい原子炉格納容器のサンプルガ
スを汚染度の小さい原子炉格納容器に流入させないために、放射性物質と水素を含むサンプルガ
スのパージ先となる原子炉格納容器を選択できる設計とする。また、号炉間をまたぐパージの際に、原子炉格納容器の自由体積に対してサンプルガス流量を十分小さくするとともに、戻り配管に逆止弁を設けることで、汚染度の大きい原子炉格納容器からの逆流を防止できる設計とする。
9.8.2.4 容 量 等
基本方針については、「1.1.7.2 容量等」に示す。

9.9.2.3 容量等
基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。
可搬型窒素供給装置は，想定される重大事故等時において，格納容器圧力逃がし装置により設備の相違（PWR,BWR）
・格納容器の違い（酸素濃度上
昇抑制）

原子炉格納容器内における水素及び酸素を排出する前までに，原子炉格納容器内の水素及び酸素の濃度を可燃限界未満にするために必要な窒素供給容量を確保するため 1 セット 2 個使用する。保有数は，1 セット 2 個に加えて，故障時及び保守点検による待機除外時の予備用として 2個の合計 4 個を保管する。
設備の相違

炉心の著しい損傷が発生した場合における原子炉格納容器内の水素濃度を低減するために使用する静的触媒式水素再結合装置は、原子炉格納容器内の水素の効率的な除去を考慮して原子炉（先行 BWR と整合）

格納容器内に分散させた配置とし、水素再結合反応開始の不確かさを考慮しても重大事故等時の・条文要求の違い

原子炉格納容器内の水素濃度を低減できる容量を有する設計とする。

・PWR は水素濃度制御設備を設
置

静的触媒式水素再結合装置の作動状況確認のために使用する静的触媒式水素再結合装置動作

・BWR は不活性化監視装置及び電気式水素燃焼装置の作動状況確認のために使用する電気式水素燃焼装置動作監
視装置は、炉心損傷時の静的触媒式水素再結合装置及び電気式水素燃焼装置の作動時に想定される温度範囲を計測できる設計とする。
炉心の著しい損傷が発生した場合における原子炉格納容器内の水素濃度を低減するために使用する電気式水素燃焼装置は、炉心の著しい損傷に伴い事故初期に原子炉格納容器内に大量に放出される水素を計画的に燃焼させ、原子炉格納容器内の水素濃度ピークを抑制するため、水素放出の想定箇所に加えその隣接区画、水素の主要な通過経路及び上部ドーム部に配置し、重大事故等時の原子炉格納容器内の水素濃度を低減できる設計とする。

7

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５２条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
可搬型格納容器水素濃度計測装置は、炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉格納容器内の水素濃度を測定できる計測範囲を有する設計とする。
可搬型ガスサンプリング冷却器用冷却ポンプは、原子炉補機冷却機能が喪失した場合に、原子

東海第二発電所
格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）（サンプリング装置を含む）
は，炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度を測定でき
る計測範囲を有する設計とする。

備考
設備の相違
・水素・酸素濃度（ＳＡ）はサンプリング装置一体

炉補機冷却水系統の保有水を格納容器雰囲気ガスサンプル冷却器に送水することでサンプリン・BWR は事象初期から水素濃度

グガスを冷却し、計測可能な温度範囲に収めることができるポンプ流量を有する設計とする。まが上昇するため酸素濃度でた、原子炉補機冷却水系統は 24 時間以上冷却可能な保有水量を有する設計とする。

管理

可搬型代替ガスサンプリング圧縮装置は、サンプリングガスを原子炉格納容器内に戻すことができる吐出圧力を有する設計とする。

格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）（サンプリング装置を含む）
は，サンプリングガスを原子炉格納容器内へ戻すことができる吐出圧力を有する設計とする。

可搬型格納容器水素濃度計測装置、可搬型ガスサンプリング冷却器用冷却ポンプ及び可搬型代

設備の相違（先行 BWR と整合）
・PWR は可搬設備で対応

替ガスサンプリング圧縮装置は、３号炉及び４号炉で１セット１個使用する。保有数は、３号炉
及び４号炉で１セット１個、故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として２個の合計３個（３号及び４号炉共用） を保管する。
格納容器雰囲気ガスサンプル冷却器は、重大事故等時にサンプルガスを冷却し、計測可能な温度範囲に収めることができる容量を事故時試料採取設備として有するため、同仕様で設計する。
格納容器雰囲気ガスサンプル湿分分離器は、重大事故等時にサンプルガスの湿分を低減させる
ことができる容量を事故時試料採取設備として有するため、同仕様で設計する。
窒素ボンベ（事故時試料採取設備弁用）は、弁全開に必要な圧力を設定圧力とし、配管容積分の加圧、弁作動回数を考慮したボンベ容量に対して十分な容量を有したものを１セット２個使用する。保有数は、１セット２個、保守点検は目視点検であり、保守点検中でも使用可能であるため、保守点検用は考慮せずに、故障時のバックアップ用として２個の合計４個を保管する。
移動式大容量ポンプ車は、格納容器雰囲気ガスサンプル冷却器への海水が供給可能となった以降の冷却機能を担い、計測可能な温度範囲に収めることができるポンプ流量を有するものを１セット１台使用する。保有数は３号炉及び４号炉で２セット２台、故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として１台の合計３台（３号及び４号炉共用）を保管する。
9.8.2.5 環境条件等
基本方針については、「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

9.9.2.4 環境条件等
基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。
可搬型窒素供給装置は，屋外に保管及び設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
可搬型窒素供給装置の常設設備との接続及び操作は，設置場所で可能な設計とする。

設備の相違（PWR,BWR）
・格納容器の違い（酸素濃度上
昇抑制）（東二は先行 BWR と比べ格納容器が小さく，重大事故等時に酸素濃度上昇が早いため，窒素を供給し抑制）

静的触媒式水素再結合装置、静的触媒式水素再結合装置動作監視装置、電気式水素燃焼装置及・PWR は水素濃度制御設備を設

び電気式水素燃焼装置動作監視装置は、原子炉格納容器内に設置し、重大事故等時における環境

置8赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５２条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考
・BWR は不活性化条件を考慮した設計とする。
電気式水素燃焼装置の操作は中央制御室で可能な設計とする。

設備の相違

可搬型格納容器水素濃度計測装置、可搬型ガスサンプリング冷却器用冷却ポンプ及び可搬型代

格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）（サンプリング装置を含む）

替ガスサンプリング圧縮装置は、原子炉補助建屋内に保管及び設置し、重大事故等時における環

は，原子炉建屋原子炉棟内に設置し，想定される重大事故等時における環境条件を考慮した設（先行 BWR と整合）

境条件を考慮した設計とする。可搬型格納容器水素濃度計測装置の操作は中央制御室及び設置場計とする。格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）（サンプリング装置を・水素・酸素濃度（ＳＡ）はサ

所で可能な設計とする。可搬型ガスサンプリング冷却器用冷却ポンプ及び可搬型代替ガスサンプ含む）の操作は，中央制御室で可能な設計とする。

リング圧縮装置の操作は設置場所で可能な設計とする。

ンプリング装置一体
要求の違い

格納容器雰囲気ガスサンプル冷却器、格納容器雰囲気ガスサンプル湿分分離器及びＡ原子炉補・BWR は事象初期から水素濃度

機冷却水冷却器は、原子炉補助建屋内に設置し、重大事故等時における環境条件を考慮した設計が上昇するため酸素濃度でとする。

管理（先行 BWR との整合）

格納容器雰囲気ガスサンプル冷却器は、淡水だけでなく海水も使用することから、海水影響を

・PWR は可搬設備で対応考慮した設計とする。
窒素ボンベ（事故時試料採取設備弁用）は、原子炉補助建屋及び原子炉周辺建屋内に保管及び設置し、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。操作は設置場所で可能な設計とする。
移動式大容量ポンプ車は、屋外に保管及び設置し、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。操作は設置場所で可能な設計とする。また、使用時に海水を通水するため、海水影
響を考慮した設計とし、海から直接取水する際の異物の流入防止を考慮した設計とする。
Ａ、Ｂ海水ストレーナは、屋外に設置し、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
Ａ、Ｂ海水ストレーナ及びＡ原子炉補機冷却水冷却器は、常時海水を通水するため耐腐食性材料を使用する設計とする。
9.8.2.6 操作性の確保

9.9.2.5 操作性の確保

基本方針については、「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

静的触媒式水素再結合装置及び静的触媒式水素再結合装置動作監視装置を使用した静的触媒

可搬型窒素供給装置は，付属のスイッチにより，設置場所での操作が可能な設計とし，系統

式水素再結合装置による水素濃度低減を行う系統は、重大事故等が発生した場合でも、設計基準
対象施設と兼用せず、他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。
電気式水素燃焼装置及び電気式水素燃焼装置動作監視装置を使用した電気式水素燃焼装置に構成に必要な弁は，設置場所での手動操作が可能な設計とする。
可搬型窒素供給装置は，車両として屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて車両転倒防止装置又は輪留め等により固定できる設計とする。

よる水素濃度低減を行う系統は、設計基準対象施設と兼用せず、他の系統と切り替えることなく

可搬型窒素供給装置と格納容器窒素供給ライン西側接続口及び格納容器窒素供給ライン西側

使用できる設計とする。電気式水素燃焼装置は、中央制御室の制御盤の操作スイッチでの操作が接続口の接続は，一般的に使用される工具を用いて接続可能なフランジ接続により容易かつ確可能な設計とする。

実に接続できる設計とする。ホースの接続については，接続方式及びホース口径の統一により設備の相違（PWR,BWR）
・格納容器の違い（酸素濃度上
昇抑制）
要求の違い
・PWR は水素濃度制御設備を設
置・BWR は不活性化

容易かつ確実に接続できる設計とする。
可搬型格納容器水素濃度計測装置、可搬型ガスサンプリング冷却器用冷却ポンプ、可搬型代替

格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）（サンプリング装置を含む）

ガスサンプリング圧縮装置、格納容器雰囲気ガスサンプル冷却器、格納容器雰囲気ガスサンプル

は，想定される重大事故等時において，他の系統と切り替えることなく使用できる設計とす

9

設備の相違
（先行 BWR と整合）

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５２条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
湿分分離器、窒素ボンベ（事故時試料採取設備弁用）、移動式大容量ポンプ車、Ａ、Ｂ海水ストレーナ及びＡ原子炉補機冷却水冷却器を使用した可搬型格納容器水素濃度計測装置による水素濃度監視を行う系統は、重大事故等が発生した場合でも、通常時の系統から弁操作等にて速やかに

東海第二発電所

備考
・水素・酸素濃度（ＳＡ）はサる。
格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）（サンプリング装置含む）は，
中央制御室の制御盤にて監視及びスイッチでの操作が可能な設計とする。

ンプリング装置一体
・PWR は可搬対応切替えできる設計とする。代替補機冷却への切替えに伴うディスタンスピースの取替作業につい（先行 BWR と整合）ては、一般的に使用される工具を用いて確実に取替えが可能な設計とする。

・BWR は事象初期から水素濃度

可搬型格納容器水素濃度計測装置、可搬型ガスサンプリング冷却器用冷却ポンプ及び可搬型代が上昇するため酸素濃度で替ガスサンプリング圧縮装置は、台車により運搬ができる設計とするとともに、設置場所にて固管理定できる設計とする。
可搬型ガスサンプリング冷却器用冷却ポンプ及び可搬型代替ガスサンプリング圧縮装置の電源ケーブルの接続はコネクタ接続とし、接続規格を統一することにより、確実に接続できる設計とする。可搬型格納容器水素濃度計測装置の計装ケーブルの接続はコネクタ接続とし、接続規格を統一することにより、確実に接続できる設計とする。可搬型ガスサンプリング冷却器用冷却ポンプ及び可搬型代替ガスサンプリング圧縮装置は、現場の操作スイッチで操作が可能な設計とし、可搬型格納容器水素濃度計測装置は、中央制御室の制御盤の操作スイッチでの操作が可能な設計とする。
３号炉及び４号炉で同時に重大事故等が発生した場合でも、中央制御室の制御盤の操作スイッ
チにより、格納容器隔離弁の切替操作が可能な設計とする。
可搬型ガスサンプリング冷却器用冷却ポンプと格納容器雰囲気ガスサンプル冷却器冷却水配管の接続は、簡便な接続規格による接続とし、確実に接続できる設計とする。
格納容器雰囲気ガスサンプル冷却器冷却水配管と格納容器雰囲気ガスサンプル冷却器屋外排出ラインの接続は、簡便な接続規格による接続とし、確実に接続できる設計とする。
事故時試料採取設備のガスサンプル配管と可搬型代替ガスサンプリング圧縮装置の接続は、簡便な接続規格による接続とし、確実に接続できる設計とする。
窒素ボンベ（事故時試料採取設備弁用）の出口配管と制御用空気供給配管の接続は、簡便な接続規格による接続とし、確実に接続できる設計とする。また、３号炉及び４号炉で同一規格の設計とする。窒素ボンベ（事故時試料採取設備弁用）の取付継手は、３号炉及び４号炉の窒素ボン
ベ（加圧器逃がし弁用、原子炉補機冷却水サージタンク用及びアニュラス空気浄化ファン弁用）と同一形状とし、一般的に使用される工具を用いて確実に接続できるとともに、必要により窒素ボンベの交換が可能な設計とする。
移動式大容量ポンプ車は、車両として移動可能な設計とするとともに、車輪止めを積載し、設置場所にて固定できる設計とする。
移動式大容量ポンプ車とＡ、Ｂ海水ストレーナブロー配管及び海水母管戻り配管側フランジとの接続口についてはフランジ接続とし、嵌合構造により可搬型ホースを確実に接続できる設計とする。接続口は、３号炉及び４号炉とも同一形状の設計とする。Ａ、Ｂ海水ストレーナブロー配管及び海水母管戻り配管側フランジは、一般的に使用される工具を用いて確実に取替えが可能な設計とする。移動式大容量ポンプ車は、付属の操作スイッチにより現場での操作が可能な設計と10

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５２条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考する。
9.8.3 主要設備及び仕様
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の主要設備及び仕様を第 9.8.1
表及び第 9.8.2 表に示す。
9.8.4 試験検査
基本方針については、「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

9.9.3 主要設備及び仕様
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の主要設備及び仕様を第 9.9－1
表及び第 9.9－2 表に示す。
9.9.4 試験検査
基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

設備の相違（PWR,BWR）

可搬型窒素供給装置は，原子炉の運転中又は停止中に独立して機能・性能及び漏えいの有無

・格納容器の違い（酸素濃度上の確認が可能な設計とするとともに，分解又は取替えが可能な設計とする。
可搬型窒素供給装置は，車両として運転状態の確認及び外観の確認が可能な設計とする。

昇抑制）
・BWR は不活性化
・PWR は水素濃度制御設備を設

静的触媒式水素再結合装置による水素濃度低減に使用する静的触媒式水素再結合装置は、触媒

置の外観の確認及び機能・性能の確認を行うため、触媒を取り出すことができる設計とする。
静的触媒式水素再結合装置は、外観の確認が可能な設計とする。
静的触媒式水素再結合装置による水素濃度低減に使用する静的触媒式水素再結合装置動作監
視装置は、模擬入力による機能・性能の確認（特性の確認）及び校正ができる設計とする。
電気式水素燃焼装置による水素濃度低減に使用する電気式水素燃焼装置は、機能・性能の確認が可能なように、抵抗及び電圧を測定できる設計とする。
電気式水素燃焼装置による水素濃度低減に使用する電気式水素燃焼装置動作監視装置は、模擬入力による機能・性能の確認（特性の確認）及び校正ができる設計とする。
可搬型格納容器水素濃度計測装置による水素濃度監視に使用する可搬型格納容器水素濃度計
測装置は、模擬入力による機能・性能の確認（特性の確認）及び校正ができる設計とする。
可搬型格納容器水素濃度計測装置による水素濃度監視に使用する可搬型ガスサンプリング冷

格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）は，原子炉の停止中に模擬入設備の相違

力による機能・性能の確認（特性の確認）及び校正が可能な設計とする。サンプリング装置（先行 BWR と整合）

は，原子炉の停止中に機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。

・BWR は事象初期から水素濃度

却器用冷却ポンプ、可搬型代替ガスサンプリング圧縮装置、格納容器雰囲気ガスサンプル冷却器が上昇するため酸素濃度で及び格納容器雰囲気ガスサンプル湿分分離器は、試験系統での運転により機能・性能及び漏えい

管理・PWR は可搬設備で対応の有無の確認が可能な設計とする。
可搬型ガスサンプリング冷却器用冷却ポンプ及び可搬型代替ガスサンプリング圧縮装置は、分解又は取替が可能な設計とする。
格納容器雰囲気ガスサンプル冷却器及び格納容器雰囲気ガスサンプル湿分分離器は、外観の確認が可能な設計とする。
可搬型格納容器水素濃度計測装置による水素濃度監視に使用する窒素ボンベ（事故時試料採取設備弁用）は、事故時試料採取設備弁駆動用空気配管への窒素の供給により、弁の開閉試験を行うことで、機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
窒素ボンベ（事故時試料採取設備弁用）は規定圧力及び外観の確認が可能な設計とする。
可搬型格納容器水素濃度計測装置による水素濃度監視に使用する移動式大容量ポンプ車、Ａ、Ｂ海水ストレーナ及びＡ原子炉補機冷却水冷却器は、他系統と独立した試験系統により機能・性

11赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５２条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。また、試験系統に含まれない系統については、悪影響防止のため、海水を含む原子炉補機冷却海水系統と、海水を含まない原子炉補機冷却水系
統とを個別に通水及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
移動式大容量ポンプ車は、ポンプの分解又は取替が可能な設計とする。また、車両として運転状態の確認及び外観の確認が可能な設計とする。
Ａ、Ｂ海水ストレーナは、差圧の確認が可能な設計とする。また、内部の確認が可能なように、
ボンネットを取り外すことができる設計とする。
Ａ原子炉補機冷却水冷却器は、内部の確認が可能なように、マンホールを設ける設計とする。
また、伝熱管の非破壊検査が可能なように、試験装置を設置できる設計とする。

第 9.8.1 表 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（常設）の設備仕様

第 9.9-1 表 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（常設）の設備仕様（1） 静的触媒式水素再結合装置
再結合効率

約 1.2kg／h（１基当たり）（水素濃度４vol％、圧力 0.15MPa［abs］時）

基

数

本体材料

５
ステンレス鋼（2） 静的触媒式水素再結合装置動作監視装置
計測範囲

０～800℃（3） 電気式水素燃焼装置
方式

ヒーティングコイル式

容量

約 550W（１個当たり）個

数

13（予備１（ドーム部）
）

12

備考

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５２条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所（4） 電気式水素燃焼装置動作監視装置
計測範囲

０～800℃（5） 格納容器雰囲気ガスサンプル冷却器（３号及び４号炉共用、既設）兼用する設備は以下のとおり。
・試料採取設備
・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
基数

１（6） 格納容器雰囲気ガスサンプル湿分分離器（３号及び４号炉共用、既設）兼用する設備は以下のとおり。
・試料採取設備
・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
基数

１（7） 海水ストレーナ
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉補機冷却海水設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・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・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
型式

たて置円筒型基数２（代替補機冷却時はＡ、Ｂ号機のみ使用）

最高使用圧力0.7MPa［gage］
約 1.25MPa［gage］（重大事故等時における使用時の値）

最高使用温度

50℃

本体材料

炭素鋼

（8） 原子炉補機冷却水冷却器兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・原子炉補機冷却水設備

13

備考赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５２条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・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・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
型

式

横置直管式

基

数

１（代替補機冷却時はＡ号機のみ使用）

伝熱容量

約 19.2MW

最高使用温度
管

側

50℃

胴

側

95℃
約 175℃（重大事故等時における使用時の値）

最高使用圧力管側0.7MPa［gage］
約 1.25MPa［gage］（重大事故等時における使用時の値）

胴材

側1.4MPa［gage］

料

管

側

アルミブラス

胴側

炭素鋼

設備の相違（PWR,BWR）(1) 格納容器圧力逃がし装置

BWR は排出設備を設置兼用する設備は以下のとおり。
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・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主要仕様については，「9.7

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備」に示す。

(2) 水素濃度及び酸素濃度監視設備
ａ．格納容器内水素濃度（ＳＡ）（サンプリング装置を含む）

設備の相違（PWR）

兼用する設備は以下のとおり。

・PWR は可搬型・計装設備（重大事故等対処設備）

先行 BWR は現場設置型水素濃度

・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とサンプリング方式の CAMS（水

個

数

計測範囲

14

1

素濃度・酸素濃度）を使用(東二0vol％～100vol%は冷却水不要の冷却方式）

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５２条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所
ｂ．格納容器内酸素濃度（ＳＡ）（サンプリング装置を含む）

備考
設備の相違（PWR）
・PWR は可搬型兼用する設備は以下のとおり。
・計装設備（重大事故等対処設備）
・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
個

数

1

計測範囲
第 9.8.2 表 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（可搬型）の設備仕様

0vol％～25vol%

第 9.9-2 表 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（可搬型）の設備仕様
設備の相違（PWR,BWR）(1) 可搬型窒素供給装置兼用する設備は以下のとおり。

格納容器の違い（酸素濃度上昇

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備抑制）

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・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
窒素供給装置（1） 可搬型格納容器水素濃度計測装置（３号及び４号炉共用）兼用する設備は以下のとおり。

個

数2（予備 2）

容量

約 200Nm３／h／個

素を測定

窒素供給装置用電源車

・計装設備（重大事故等対処設備）個数

1（予備 1）

・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

容量

約 500kVA／個

電

圧

440V

個

数

計測範囲

１（予備２）
０～20vol％（2） 可搬型ガスサンプリング冷却器用冷却ポンプ（３号及び４号炉共用）台

数

１（予備２）

容量

約１m３／h（１台当たり）（3） 可搬型代替ガスサンプリング圧縮装置（３号及び４号炉共用）台

数

１（予備２）

容量

約４Nm３／h（１台当たり）

吐出圧力

約 0.6MPa［gage］（4） 窒素ボンベ（事故時試料採取設備弁用）
種

類

鋼製容器

個

数

２（予備２）

容量

約 46.7 （１個当たり）

15

先行 PWR は可搬設備を使用し水赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５２条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
最高使用圧力14.7MPa［gage］

供給圧力0.7MPa［gage]（減圧後圧力）

東海第二発電所（5） 移動式大容量ポンプ車（３号及び４号炉共用）兼用する設備は以下のとおり。
・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・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
・発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
型

式

うず巻式

台

数

４＊１

容

量

約 1,320m３／h（１台当たり）

揚程

約 140m＊１ 保有台数を示す。必要台数は２台（予備１台）とする。

16

備考玄海原子力発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５２条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

格納容器の違い（酸素濃度抑制）（東二は先行 BWR と比べ格納容器が小さく，重大事故等時に酸素濃度上昇が早くため，窒素を供給し抑制

第 9.9-１図 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 系統概要図（1）（可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器内の不活性化）17玄海原子力発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５２条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

PWR は水素濃度制御設備
設備の相違（PWR,BWR）
先行 BWR は地上配置及びよう素フィルタ外置き。

第 9.9-2 図 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 系統概要図（2）（格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素及び酸素の排出）18

玄海原子力発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５２条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

PWR は水素濃度制御設備

19

玄海原子力発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５２条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

PWR は水素濃度制御設備

20

玄海原子力発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５２条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

原子炉建屋付属棟

中央制御室

演算装置

指示

原子炉建屋原子炉棟

ドライウェル

MO

コイル
ME

MO

H2E

MO

設備の相違（PWR,BWR）SV

PWR は事故時サンプリング配管

電源に可搬型設備を接続して測定
圧縮機

O2 E

ガスサンプラペルチェガス
クーラー

タンク

サプレッション・チェンバ先行 BWR は現場設置型水素濃度とサンプリング方式の CAMS（水
素濃度・酸素濃度）を使用

サンプリング装置(東二は冷却水不要の冷却方式）
検出器信号
サンプリングライン
トレースヒータ

ME ：湿度検出器
H2E：水素検出器
O2E：酸素検出器

空気作動弁
SV

電磁弁

背圧弁

MO

電動弁

逆止弁

キャビネットヒータ範囲

第 9.9-3 図 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 系統概要図（3）（格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）による原子炉格納容
器内の水素濃度及び酸素濃度監視）21

玄海原子力発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５２条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

設備の相違（PWR,BWR）
PWR は事故時サンプリング配管に可搬型設備を接続して測定
先行 BWR は現場設置型水素濃度とサンプリング方式の CAMS（水
素濃度・酸素濃度）を使用

22

玄海原子力発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５２条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

設備の相違（PWR,BWR）
PWR は事故時サンプリング配管に可搬型設備を接続して測定
先行 BWR は現場設置型水素濃度とサンプリング方式の CAMS（水
素濃度・酸素濃度）を使用

23

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５３条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

9.9 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

9.10 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■本条文に旧定義「設計基準拡張設備」

9.9.1 概9.10.1 概要はない。

要

炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉建屋等の水素爆発による損傷を防止するために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。

炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉建屋等の水素爆発による損傷を防止するために必要な重大事故等対処設備を設置する。

■設備の相違（設計方針の相違）
・東二には可搬型設備がないため，「保管」はない。

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の概略系統図を第 9.9.1 図から第9.9.2 図に示す。

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の系統概要図を第 9.10－1 図から第9.10－3 図に示す。

■記載表現の相違（実質的な相違なし）
・用語の統一「概略系統図⇒系統概要図」（以下，同じ）。

9.9.2 設計方針

9.10.2 設計方針

（1) 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(1) 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

ａ．水素排出ａ．原子炉建屋ガス処理系による水素排出■技術的能力と整合

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のうち、炉心の著しい損傷によ

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のうち，炉心の著しい損傷により原子炉格納容器内に水素が発生した場合にアニュラス部へ漏えいする水素濃度を低減する

り原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に水素が漏えいした場合において，原子炉建屋

・先行ＰＷＲは，PAR を格納容器内に設ことで水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止する。

原子炉棟内の水素等を含む気体を排出し，原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度を可燃限界未満

置（52 条対応）し水素濃度を制御し格納容器内自然対流冷却、格納容器スプレイ又は代替格納容器スプレイによる原子炉格納に低減することで水素爆発による原子炉建屋原子炉棟の損傷を防止するとともに，放射性物ているが，東二では，PAR を原子炉建

容器の温度及び圧力低下機能並びに静的触媒式水素再結合装置及び電気式水素燃焼装置によ質を低減するための設備として水素排出設備（原子炉建屋ガス処理系による水素排出）を設

屋内に設置している。

る原子炉格納容器内の水素濃度低減機能が相まって、アニュラス部の水素を可燃限界濃度未ける。

■設備の相違（設計方針の相違）

・このため，

満にして水素爆発を防止するとともに、放射性物質を低減するため、アニュラス部の水素等「アニュラス部へ漏えいする水素濃度を含む気体を排出できる設備として以下の水素排出設備（水素排出）を設ける。

を低減する」「～が相まって，アニュラス部の水素を可燃限界未満にして水素爆発を防止する」の記載が，先行ＰＷＲと東二で異なり，記載を見直している。なお，水素排出を行うことについては，先行ＰＷ
Ｒと東二は同じである。
■設備の相違・先行ＢＷＲは，53 条の適合方針を PAR
による水素濃度制御としており，水素排出設備である SGTS はないため，先行ＢＷＲに該当箇所はない。ただし，
59 条対応で，SGTS を SA 設備としている。
■記載表現の相違（実質的な相違なし）
・東二では「以下」を省略（以下，同じ）

1

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５３条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

水素排出設備（水素排出）として、アニュラス空気浄化設備のアニュラス空気浄化ファン及水素排出設備（原子炉建屋ガス処理系による水素排出）として，原子炉建屋ガス処理系のびアニュラス空気浄化フィルタユニット並びに窒素ボンベ（アニュラス空気浄化ファン弁用）

非常用ガス処理系排風機，非常用ガス再循環系排風機，非常用ガス処理系フィルタユニット

を使用する。また、代替電源設備として大容量空冷式発電機を使用する。

及び非常用ガス再循環系フィルタユニットを使用する。

備考■設備の相違（設計方針の相違）
・原子炉建屋ガス処理系の弁（ＡＯ弁）
は，フェイルオープンであり，可搬型設備（窒素ボンベ）を用いた開操作は行わない。
（なお，通常換気系との隔離弁は，フェイルクローズ）■記載内容の相違（記載方針の相違）
・電源に関しては後述しているため，削除（他条文と整合）（以下，同じ）

アニュラス空気浄化ファンは、原子炉格納容器からアニュラス部へ漏えいする水素等を含

非常用ガス処理系排風機及び非常用ガス再循環系排風機は，原子炉格納容器から原子炉建■記載箇所の相違（記載方針の相違）

む気体を吸引し、アニュラス空気浄化フィルタユニットにて放射性物質を低減して排出する

屋原子炉棟内へ漏えいする水素等を含む気体を吸引し，非常用ガス処理系フィルタユニット

・東二の非常用ガス処理系は，専用の非ことによりアニュラス部に水素が滞留しない設計とする。

及び非常用ガス再循環系フィルタユニットにて放射性物質を低減して主排気筒に隣接する非常用ガス処理系排気筒を有しており，

常用ガス処理系排気筒から排出することで，原子炉建屋原子炉棟内に水素が滞留せず，水素他の系統を使用しないため，記載箇所

爆発による原子炉建屋原子炉棟の損傷を防止できる設計とする。

を変更し，扱いは，流路とする。
■記載表現の相違（実質的な相違なし）
・「9.10.2(1)ｂ．
」の記載と整合

アニュラス空気浄化ファンは、ディーゼル発電機に加えて、代替電源設備である大容量空非常用ガス処理系排風機及び非常用ガス再循環系排風機は，非常用電源設備の非常用ディ■設備名称の相違（実質的な相違なし）

冷式発電機から給電できる設計とする。また、アニュラス空気浄化系弁（Ｂ系）は、窒素ボン

ーゼル発電機に加えて，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置から給電できる・「ディーゼル発電機⇒非常用ディーゼ

ベ（アニュラス空気浄化ファン弁用）により代替空気を供給し、大容量空冷式発電機によりア設計とする。

ニュラス空気浄化系弁駆動用空気配管の電磁弁を開弁することで開操作できる設計とする。

ル発電機」（以下，同じ）■設備の相違（設計方針の相違）
・東二には可搬型設備なし

具体的な設備は、以下のとおりとする。

具体的な設備は，以下のとおりとする。

・アニュラス空気浄化ファン

・非常用ガス処理系排風機・アニュラス空気浄化フィルタユニット

・非常用ガス再循環系排風機

・窒素ボンベ（アニュラス空気浄化ファン弁用）

・非常用ガス処理系フィルタユニット

・大容量空冷式発電機（10.2 代替電源設備）

・非常用ガス再循環系フィルタユニット■設備の相違（設計方針の相違）

・常設代替高圧電源装置（10.2 代替電源設備）
換気空調設備を構成する排気筒は、設計基準事故対処設備の一部を流路として使用することから、流路に係る機能について重大事故等対処設備としての設計を行う。その他、設計基準

その他，設計基準事故対処設備である非常用電源設備の非常用ディーゼル発電機を重大事
故等対処設備として使用する。

■設備の相違（設計方針の相違）
・東二の非常用ガス処理系は，専用の非事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機を重大事故等対処設備として使用す

常用ガス処理系排気筒を有しており，る。

他系統を流路として使用しない。

ｂ．静的触媒式水素再結合器による水素濃度抑制
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のうち，炉心の著しい損傷によ■技術的能力と整合■設備の相違（設計方針の相違）

り原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に水素が漏えいした場合において，原子炉建屋

・ＰＡＲは，ＰＷＲでは 52 条設備とし原子炉棟内の水素濃度上昇を抑制し，水素濃度を可燃限界未満に制御する設備として，水素て原子炉格納容器内に設置している

2

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５３条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所
濃度制御設備（静的触媒式水素再結合器による水素濃度抑制）を設ける。
水素濃度制御設備（静的触媒式水素再結合器による水素濃度抑制）として静的触媒式水素

備考
ため，先行ＰＷＲ（52 条）及び先行Ｂ
ＷＲ（53 条）と整合再結合器を使用する。静的触媒式水素再結合器の作動状況確認のため，静的触媒式水素再結合器動作監視装置を使用する。
静的触媒式水素再結合器は，運転員の起動操作を必要とせずに，原子炉格納容器から原子
炉建屋原子炉棟内に漏えいした水素を触媒反応により酸素と再結合させることで，原子炉建
屋原子炉棟内の水素濃度の上昇を抑制し，水素爆発による原子炉建屋原子炉棟の損傷を防止できる設計とする。
静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，静的触媒式水素再結合器の入口側及び出口側の温度により静的触媒式水素再結合器の作動状態を中央制御室にて監視できる設計とする。静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，常設代替直流電源設備である緊急用 125V 系蓄電池
又は可搬型代替直流電源設備である可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器から給電できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・静的触媒式水素再結合器
・静的触媒式水素再結合器動作監視装置
・緊急用 125V 系蓄電池（10.2 代替電源設備）
・可搬型代替低圧電源車（10.2 代替電源設備）
・可搬型整流器（10.2 代替電源設備）
その他，設計基準事故対処設備である原子炉格納施設の原子炉建屋原子炉棟を重大事故等対処設備として使用する。

■設備の相違（設計方針の相違）
・先行ＢＷＲ改訂箇所の反映

ｂ．水素濃度監視

ｃ．原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度監視

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のうち、炉心の著しい損傷が発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のうち，炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉格納容器からアニュラス部へ漏えいした水素の濃度を測定するため、想生した場合において，原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内へ漏えいした水素の濃度を定される事故時に水素濃度が変動する可能性のある範囲で測定できる設備として以下の監視測定するため，想定される事故時に水素濃度が変動する可能性のある範囲で測定できる設備

設備（水素濃度監視）を設ける。

として監視設備（原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度監視）を設ける。

監視設備（水素濃度監視）として、アニュラス水素濃度計測装置を使用する。また、代替電源設備として大容量空冷式発電機を使用する。

監視設備（原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度監視）として原子炉建屋水素濃度を使用す■設備の相違（設計方針の相違）
・技術的能力と整合■記載表現の相違（実質的な相違なし）■設備の相違（設計方針の相違）る。

アニュラス水素濃度計測装置は、アニュラス部の雰囲気ガスの水素濃度を測定し、中央制原子炉建屋水素濃度は，原子炉建屋原子炉棟に設置し，中央制御室にて原子炉建屋原子炉

御室にてアニュラス部の水素濃度を監視できる設計とする。アニュラス水素濃度計測装置は、棟内の水素濃度を連続監視できる設計とする。原子炉建屋水素濃度のうち，原子炉建屋原子・先行ＢＷＲと整合

ディーゼル発電機に加えて、代替電源設備である大容量空冷式発電機から給電できる設計と

炉棟 6 階に設置するものについては，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置又・東二は設備の仕様が異なり，電源が異する。

は可搬型代替交流電源設備である可搬型代替低圧電源車から給電できる設計とする。原子炉なるため設置場所を説明（触媒式と熱建屋水素濃度のうち，原子炉建屋原子炉棟 6 階を除く原子炉建屋原子炉棟に設置するものに伝導式）先行 BWR は熱伝導式

ついては，常設代替直流電源設備である緊急用 125V 系蓄電池又は可搬型代替直流電源設備■設備の相違（設計方針の相違）である可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器から給電できる設計とする。

・東二は非常用ディーゼル発電機から

3■記載内容の相違（記載方針の相違）

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５３条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考
給電しない。

具体的な設備は、以下のとおりとする。

具体的な設備は，以下のとおりとする。

・アニュラス水素濃度計測装置

・原子炉建屋水素濃度・大容量空冷式発電機（10.2 代替電源設備）

・常設代替高圧電源装置（10.2 代替電源設備）■設備の相違（設計方針の相違）

・可搬型代替低圧電源車（10.2 代替電源設備）
・緊急用 125V 系蓄電池（10.2 代替電源設備）
・可搬型整流器（10.2 代替電源設備）
その他、設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機を重大事故等対■設備の相違（設計方針の相違）

処設備として使用する。

・東二は，非常用ディーゼル発電機から給電しない。

ディーゼル発電機は、設計基準事故対処設備であるとともに、重大事故等時においても使

原子炉建屋ガス処理系による水素排出に使用する非常用ガス処理系排風機，非常用ガス再循環用するため、「1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針」に示す設計方針を適用する。

系排風機，非常用ガス処理系フィルタユニット，非常用ガス再循環系フィルタユニット及び非常

ただし、多様性、位置的分散等を考慮すべき対象の設計基準事故対処設備はないことから、■設備の相違（設計方針の相違）

用ディーゼル発電機並びに静的触媒式水素再結合器による水素濃度抑制に使用する原子炉建屋原「1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針」のうち多様性、位置的分散等の設計方針は

子炉棟は，設計基準事故対処設備であるとともに，重大事故等時においても使用するため，適用しない。

「1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針」に示す設計方針を適用する。ただし，多様性，位置的分散を考慮すべき対象の設計基準事故対処設備はないことから，「1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針」のうち多様性，位置的分散の設計方針は適用しない。

ディーゼル発電機及び大容量空冷式発電機については、「10.2 代替電源設備」にて記載する。

常設代替高圧電源装置，非常用ディーゼル発電機，可搬型代替低圧電源車，緊急用 125V 系蓄電池及び可搬型整流器については，「10.2 代替電源設備」に示す。
原子炉格納施設の原子炉建屋原子炉棟については，「9.1 原子炉格納施設 9.1.2 重大事故等時」に示す。

9.9.2.1 多様性、位置的分散

9.10.2.1 多様性，位置的分散

基本方針については、「1.1.7.1 多様性、位置的分散、悪影響防止等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

アニュラス空気浄化ファン及びアニュラス水素濃度計測装置は、ディーゼル発電機に対して多非常用ガス処理系排風機及び非常用ガス再循環系排風機は，非常用ディーゼル発電機に対して様性を持った大容量空冷式発電機から給電できる設計とする。

多様性を有する常設代替高圧電源装置から給電できる設計とする。
静的触媒式水素再結合器動作監視装置と原子炉建屋水素濃度は，共通要因によって同時に機能

電源設備の多様性、位置的分散については「10.2 代替電源設備」にて記載する。

■設備の相違（設計方針の相違）■記載表現の相違（実質的な相違なし）
・用語の統一「～にて記載する⇒～に示す」（以下，同じ）■設備の相違・53 条対応設備は，先行ＰＷＲがアニュラス空気浄化系，先行ＢＷＲがＰＡＲとなっている。
・東二の基準適合性に関する記載も，を損なわないように異なる計測方式とすることで，多様性を有する設計とする。

SGTS については先行ＰＷＲを，PAR に

電源設備の多様性，位置的分散については，「10.2 代替電源設備」に示す。

ついては先行ＢＷＲを参照するとともに，記載の整合を図っている。

■設備の相違（設計方針の相違）
・先行ＢＷＲと整合
・先行ＢＷＲは，ディーゼル発電機との多様性を記載（東二は非常用ディーゼ4赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５３条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考
ル発電機から給電しない）
・PAR は緩和設備であり，代替する設計
基準事故対処設備はないため，多様性に関する記載はない（先行ＢＷＲに同じ）。
■記載表現の相違（実質的な相違なし）
・用語の統一「多様性を持った⇒多様性を有する」

9.9.2.2 悪影響防止

9.10.2.2 悪影響防止

基本方針については、「1.1.7.1 多様性、位置的分散、悪影響防止等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

水素排出に使用するアニュラス空気浄化ファン、アニュラス空気浄化フィルタユニット及び排原子炉建屋ガス処理系による水素排出に使用する非常用ガス処理系排風機，非常用ガス再循環

気筒は、設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用

系排風機，非常用ガス処理系フィルタユニット及び非常用ガス再循環系フィルタユニットは，設・技術的能力と整合することで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事故等対処設備として使用すること・非常用ガス処理系排気筒は流路と位で，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
水素排出に使用する弁の操作に必要な窒素ボンベ（アニュラス空気浄化ファン弁用）は、通常時■設備の相違（設計方針の相違）

置づける。
■設備の相違（設計方針の相違）に接続先の系統と分離された状態であること及び重大事故等時は重大事故等対処設備としての系

・東二には可搬型設備なし

統構成とすることで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
静的触媒式水素再結合器による水素濃度抑制に使用する静的触媒式水素再結合器は，原子炉建■設備の相違（設計方針の相違）

屋原子炉棟 6 階壁面近傍に設置し，他の設備と独立して作動する設計とするとともに，重大事故・技術的能力と整合

等時の再結合反応による温度上昇が，重大事故等時において使用する他の設備に悪影響を及ぼさ・先行ＢＷＲ改訂箇所を反映ない設計とする。

・先行ＰＷＲ（52 条）と整合

静的触媒式水素再結合器による水素濃度抑制に使用する静的触媒式水素再結合器動作監視装置
は，静的触媒式水素再結合器の水素処理性能へ悪影響を及ぼさない設計とするとともに，他の設・独立性（他系統と接続することなく単
独で使用）

備から独立して使用可能なことで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
水素濃度監視に使用するアニュラス水素濃度計測装置は、他の設備から独立して使用可能なことにより、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度監視に使用する原子炉建屋水素濃度は，他の設備から独立して使用可能なことで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

■記載内容の相違（記載方針の相違）
・先行ＢＷＲは，電気的な分離により悪影響防止と記載
・原子炉建屋水素濃度と PAR 動作監視装置は他の系統に接続することなく
単独で監視

5

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５３条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
9.9.2.3 容量等

東海第二発電所

備考

9.10.2.3 容量等

基本方針については、「1.1.7.2 容量等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

炉心の著しい損傷により原子炉格納容器内で発生した水素が、原子炉格納容器からアニュラス

炉心の著しい損傷により原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に水素が漏えいした場合に部に漏えいした場合において、水素等を含む気体を排出するために使用するアニュラス空気浄化

おいて，原子炉建屋原子炉棟内の水素等を含む気体を排出するために使用する非常用ガス処理系■記載表現の相違（実質的な相違なし）

ファン及びアニュラス空気浄化フィルタユニットは、原子炉格納容器から漏えいしたアニュラス

排風機，非常用ガス再循環系排風機，非常用ガス処理系フィルタユニット及び非常用ガス再循環

・前述の記載表現と整合部の水素等を含む気体を排出させる機能として、設計基準事故対処設備としてのアニュラス部の系フィルタユニットは，設計基準事故対処設備としての原子炉建屋原子炉棟内の負圧達成能力及・記載表現の見直し

負圧達成能力及び負圧維持能力を使用することにより、アニュラス部の水素を屋外に排出するこび負圧維持能力を使用することにより，原子炉建屋原子炉棟内の水素を屋外に排出し，水素濃度■設備の相違（設計方針の相違）とができるため、同仕様のファン容量及びフィルタ容量で設計する。また、アニュラス空気浄化フを可燃限界濃度未満にして水素爆発による原子炉建屋原子炉棟の損傷を防止することができるた

・東二（52 条）の原子炉格納容器内の水

ァン及びアニュラス空気浄化フィルタユニットは、格納容器内自然対流冷却、格納容器スプレイ

め，設計基準事故対処設備としての容量と同仕様のファン容量及びフィルタ容量を有する設計と素対策は，格納容器圧力逃がし装置，及び代替格納容器スプレイによる原子炉格納容器の温度・圧力低下機能並びに静的触媒式水素再する。

格納容器内の不活性化であり，水素濃結合装置及び電気式水素燃焼装置による原子炉格納容器内の水素濃度低減機能と相まって、アニ■設備の相違（設計方針の相違）

度抑制としては 53 条のＰＡＲを記載

ュラス部を可燃限界濃度未満にして水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するファン容量及・東二には可搬型設備なし

びフィルタ容量を有する設計とする。
窒素ボンベ（アニュラス空気浄化ファン弁用）は、弁全開に必要な圧力を設定圧力とし、配管容積分の加圧及び弁作動回数を考慮したボンベ容量に対して十分な容量を有したものを１セット１個使用する。保有数は、１セット１個、保守点検は目視点検であり、保守点検中でも使用可能であるため、保守点検用は考慮せずに、故障時のバックアップ用として１個の合計２個を保管する。
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度を抑制するために使用する静的触媒式水素再結合器は，原子炉建屋原子炉棟内の水素の効率的な除去を考慮して原子炉建屋原子炉棟 6 階に分散させた配置とする。静的触媒式水素再結合器 は，重大事故等時■設備の相違（設計方針の相違）
・先行ＰＷＲ（52 条）及び先行ＢＷＲと整合において，有効燃料部の被覆管がジルコニウム－水反応により全て反応したときに発生する水素ガス（約 1,400kg）が，原子炉格納容器の設計圧力の２倍における原子炉格納容器漏えい率に対して保守的に設定した漏えい率（10％／日）で漏えいした場合に，ガス状よう素による性能低下
及び水素再結合反応開始の不確かさを考慮しても，原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度を抑制できる容量を有する設計とする。
静的触媒式水素再結合器の作動状況確認のために使用する静的触媒式水素再結合器動作監視装
置は，炉心損傷時の静的触媒式水素再結合器の作動時に想定される温度範囲を計測できる設計とする。
アニュラス水素濃度計測装置は、炉心の著しい損傷が発生した場合の、アニュラス部の水素濃度を測定できる計測範囲を有する設計とする。

原子炉建屋水素濃度は，原子炉建屋原子炉棟 6 階の天井付近に分散させた適切な位置に配置
し，重大事故等時において，原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度を測定できる計測範囲を有する設計とする。原子炉建屋水素濃度は，原子炉建屋原子炉棟 6 階以外の水素が漏えいする可能性の高いエリアにも設置し，水素の早期検知及び滞留状況を把握できる設計とする。

6■設備の相違（設計方針の相違）
・先行ＢＷＲと整合（設置場所の一部相違）赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５３条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
9.9.2.4 環境条件等

東海第二発電所
9.10.2.4 環境条件等

基本方針については、「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

アニュラス空気浄化ファン及びアニュラス空気浄化フィルタユニットは、原子炉周辺建屋内に非常用ガス処理系排風機，非常用ガス再循環系排風機，非常用ガス処理系フィルタユニット及設置し、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

備考■設備の相違（設計方針の相違）

び非常用ガス再循環系フィルタユニットは，原子炉建屋原子炉棟内に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

アニュラス空気浄化ファンの操作は中央制御室で可能な設計とする。

非常用ガス処理系排風機及び非常用ガス再循環系排風機は，中央制御室から操作が可能な設計とする。

・記載表現の統一（他条文と整合）

窒素ボンベ（アニュラス空気浄化ファン弁用）は、原子炉周辺建屋内に保管及び設置し、重大事■設備の相違（設計方針の相違）

故等時における環境条件を考慮した設計とする。

・東二には可搬型設備なし

窒素ボンベ（アニュラス空気浄化ファン弁用）の操作は設置場所で可能な設計とする。

・非常用ガス処理系排気筒は同系統の排気筒は、屋外に設置し、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
アニュラス水素濃度計測装置は、原子炉周辺建屋内に設置し、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

■記載表現の相違（実質的な相違なし）

一部であるため，流路として位置づけ

静的触媒式水素再結合器，静的触媒式水素再結合器動作監視装置及び原子炉建屋水素濃度は，
原子炉建屋原子炉棟内に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。

る。
■設備の相違（設計方針の相違）
・先行ＢＷＲと整合

9.9.2.5 操作性の確保

9.10.2.5 操作性の確保

基本方針については、「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

アニュラス空気浄化ファン、アニュラス空気浄化フィルタユニット、窒素ボンベ（アニュラス空

非常用ガス処理系排風機，非常用ガス再循環系排風機，非常用ガス処理系フィルタユニット及気浄化ファン弁用）及び排気筒を使用した水素排出を行う系統は、重大事故等が発生した場合で

び非常用ガス再循環系フィルタユニットを使用した水素排出を行う系統は，重大事故等時におい・東二には可搬型設備なし

も、通常時の系統から弁操作等にて速やかに切替えできる設計とする。アニュラス空気浄化ファても通常待機時の系統から弁操作等にて速やかに切替えできる設計とする。非常用ガス処理系排・非常用ガス処理系排気筒は，流路と位ンは、中央制御室の制御盤の操作スイッチでの操作が可能な設計とする。

風機及び非常用ガス再循環系排風機は，中央制御室の操作盤のスイッチでの操作が可能な設計とする。

■設備の相違（設計方針の相違）置づける。
■記載表現の相違（実質的な相違なし）
・用語の統一「通常時⇒通常待機時」

窒素ボンベ（アニュラス空気浄化ファン弁用）の出口配管と制御用空気配管の接続は、簡便な接■設備の相違（設計方針の相違）

続規格による接続とし、確実に接続できる設計とする。また、３号炉及び４号炉で同一規格の設計・東二には可搬型設備なしとする。窒素ボンベ（アニュラス空気浄化ファン弁用）の取付継手は、３号炉及び４号炉の窒素ボ
ンベ（加圧器逃がし弁用、原子炉補機冷却水サージタンク用及び事故時試料採取設備弁用）と同一形状とし、一般的に使用される工具を用いて確実に接続できるとともに、必要により窒素ボンベの交換が可能な設計とする。
静的触媒式水素再結合器及び静的触媒式水素再結合器動作監視装置を使用した静的触媒式水素■設備の相違（設計方針の相違）

再結合器による水素濃度抑制を行う系統は，設計基準対象施設と兼用せず，他の系統と切り替え

・先行ＰＷＲ（52 条）と整合ることなく使用できる設計とする。

・技術的能力と整合
・先行ＢＷＲと整合

アニュラス水素濃度計測装置を使用したアニュラス部の水素濃度監視を行う系統は、設計基準
対象施設と兼用せず、他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。

原子炉建屋水素濃度を使用した原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度監視を行う系統は，設計基準
対象施設と兼用せず，他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。
静的触媒式水素再結合器は，水素と酸素が流入すると触媒反応によって受動的に起動する設備7赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５３条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考とし，操作不要な設計とする。静的触媒式水素再結合器動作監視装置及び原子炉建屋水素濃度
は，中央制御室にて監視が可能な設計とする。
9.9.3 主要設備及び仕様
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の主要設備及び仕様を第 9.9.1 表及び第 9.9.2 表に示す。
9.9.4 試験検査

9.10.3 主要設備及び仕様
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の主要設備及び仕様を第 9.10-1 表に示す。

・東二には可搬型設備なし

9.10.4 試験検査

基本方針については、「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

水素排出に使用するアニュラス空気浄化ファン及びアニュラス空気浄化フィルタユニットは、

原子炉建屋ガス処理系による水素排出に使用する非常用ガス処理系排風機，非常用ガス再循環

他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。

■設備の相違（設計方針の相違）■設備の相違（設計方針の相違）

系排風機，非常用ガス処理系フィルタユニット及び非常用ガス再循環系フィルタユニットは，原 ・技術的能力と整合
子炉の運転中又は停止中に機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とするとともに，こ ■記載内容の相違（記載方針の相違）
れらは他の系統へ悪影響を及ぼさず試験可能な設計とする。

アニュラス空気浄化ファンは、分解が可能な設計とする。

非常用ガス処理系排風機及び非常用ガス再循環系排風機は，原子炉の停止中に分解が可能な設

・原子炉の運転／停止を記載（以下，同
じ）

計とする。
アニュラス空気浄化フィルタユニットは、差圧確認が可能な設計とする。また、内部の確認が可

非常用ガス処理系フィルタユニット及び非常用ガス再循環系フィルタユニットは，原子炉の運能なように、点検口を設ける設計とし、性能の確認が可能なようフィルタを取り出すことができ

転中又は停止中に差圧確認が可能な設計とする。また，非常用ガス処理系フィルタユニット及びる設計とする。

非常用ガス再循環系フィルタユニットは，原子炉の停止中に内部の確認が可能なように，点検口を設けるとともに，性能の確認が可能なように，フィルタを取り出すことができる設計とする。

排気筒は、外観の確認が可能な設計とする。

■設備の相違（設計方針の相違）

水素排出に使用する窒素ボンベ（アニュラス空気浄化ファン弁用）は、アニュラス空気浄化系弁・非常用ガス処理系排気筒は，流路と位駆動用空気配管への窒素の供給により、弁の開閉試験を行うことで、機能・性能及び漏えいの有無置づける。

の確認が可能な設計とする。

・東二には可搬型設備なし

窒素ボンベ（アニュラス空気浄化ファン弁用）は、規定圧力及び外観の確認が可能な設計とする。
静的触媒式水素再結合器による水素濃度抑制に使用する静的触媒式水素再結合器は，原子炉の停止中に，触媒の外観の確認及び機能・性能の確認を行うため，触媒を取り出すことができる設・技術的能力と整合計とする。

・先行ＰＷＲ（52 条）と整合

静的触媒式水素再結合器は，原子炉の運転中又は停止中に，外観の確認が可能な設計とする。
静的触媒式水素再結合器による水素濃度抑制に使用する静的触媒式水素再結合器動作監視装置
は，原子炉の停止中に模擬入力による機能・性能の確認（特性の確認）及び校正ができる設計とする。
水素濃度監視に使用するアニュラス水素濃度計測装置は、模擬入力による機能・性能の確認（特性の確認）及び校正ができる設計とする。

■設備の相違（設計方針の相違）

原子炉建屋原子炉棟の水素濃度監視に使用する原子炉建屋水素濃度は，原子炉の停止中に模擬入力による機能・性能の確認（特性の確認）及び校正ができる設計とする。

8

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５３条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉
第 9.9.1 表 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（常設）の設備仕様

東海第二発電所
第 9.10-1 表 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（常設）の設備仕様(1) 非常用ガス処理系排風機（1） アニュラス空気浄化ファン

備考■設備の相違（設計方針の相違）

兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・アニュラス空気浄化設備

・原子炉建屋ガス処理系
・中央制御室の運転員の被ばくを低減するための設備

・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

・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

台

数

２

個

数

2

容

量

約 100m３／min（１台当たり）

容量

約3,570m３／h／個(2) 非常用ガス再循環系排風機■設備の相違（設計方針の相違）

兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉建屋ガス処理系
・中央制御室の運転員の被ばくを低減するための設備
・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
個

数

2

容

量

約17,000m３／h／個（2） アニュラス空気浄化フィルタユニット(3) 非常用ガス処理系フィルタユニット

兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・アニュラス空気浄化設備

・原子炉建屋ガス処理系

・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

・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

型

式

電気加熱コイル、微粒子フィルタ及びよう素フィルタ内蔵型

型

式■設備の相違（設計方針の相違）

電気加熱器，粒子用高効率フィルタ及びよう素用チャコールフィ
ルタ内蔵型

基

数

２

個

数

2

約 100m ／min（１基当たり）容量

約 3,570m３／h／個

チャコール層厚さ

約 50mmチャコール層厚さ 約 150mm

よう素除去効率95％以上

よう素除去効率97％以上（系統効率）

粒子除去効率99％以上（0.7μm 粒子）

粒子除去効率99.97％以上（直径 0.5μm 以上の粒子）

容

量

３

(4) 非常用ガス再循環系フィルタユニット
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉建屋ガス処理系
・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
型

式

電気加熱器，粒子用高効率フィルタ及びよう素用チャコールフィ
ルタ内蔵型

9

■設備の相違（設計方針の相違）

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５３条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所
個

数

2

容

量

約 17,000m３／h／個

備考

チャコール層厚さ 約 50mm
よう素除去効率90％以上（系統効率）

粒子除去効率99.97％以上（直径 0.5μm 以上の粒子）（3） 排気筒■記載方針の相違

兼用する設備は以下のとおり。

・非常用ガス処理系排気筒は，流路の扱・格納容器換気空調設備

いであるため，主要設備には位置づけ

・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

ていない。

個

数

１

寸

法

約 2.8m×約 2.8m（角形）
約 3.2m（丸形）

地上高さ

約 55m

標

約 66m

高

(5) 水素濃度制御設備■設備の相違（設計方針の相違）

ａ．静的触媒式水素再結合器
種

類

触媒反応式

個

数

24

水素処理容量

約 0.5kg／h／個（水素濃度 4.0vol％，100℃，大気圧において）

ｂ．静的触媒式水素再結合器動作監視装置兼用する設備は以下のとおり。
・計装設備（重大事故等対処設備）
・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（4） アニュラス水素濃度計測装置

検出器の種類

熱電対

計測範囲

0℃～300℃個

4（2 個の静的触媒式水素再結合器に対して出入口に 1 個設置）

数(6) 原子炉建屋水素濃度■設備の相違（設計方針の相違）

兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・計装設備（重大事故等対処設備）

・計装設備（重大事故等対処設備）

・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

・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

個

数

計測範囲

２

検出器の種類

触媒式，熱伝導式

０～20vol％

計測範囲［触媒式］0vol％～10vol％10

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所 基本設計比較表 【対象項目： 第５３条 】
玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考［熱伝導式］0vol％～20vol％個数［触媒式］2［熱伝導式］3

第 9.9.2 表 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）の設備仕様■設備の相違（設計方針の相違）
・東二には可搬型設備なし（1） 窒素ボンベ（アニュラス空気浄化ファン弁用）
種

類

鋼製容器

個

数

１（予備１）

容量

約 46.7（１個当たり）最高使用圧力14.7MPa［gage］

供給圧力

0.54MPa［gage］（減圧後圧力）11

玄海原子力発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５３条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

第 9.10-1 図 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系統概要図（原子炉建屋ガス処理系による水素排出）■設備の相違（設計方針の相違）
・技術的能力と整合

12

玄海原子力発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５３条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考■設備の相違（設計方針の相違）

第 9.10-2 図 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系統概要図

・技術的能力と整合（静的触媒式水素再結合器による水素濃度抑制）■設備の相違（設計方針の相違）

第 9.10-3 図 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系統概要図（原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度監視）

13・技術的能力と整合

玄海原子力発電所／東海第二発電所
玄海原子力発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５４条 】
３／４号炉

東海第二発電所

4.3 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備

4.3

4.3.1 概4.3.1 概要

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
要

使用済燃料ピットの冷却機能又は注水機能が喪失し、又は使用済燃料ピットからの水の漏えい

使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，又は使用済燃料プールからの水の漏えい

その他の要因により当該使用済燃料ピットの水位が低下した場合において、使用済燃料ピット内

その他の要因により当該使用済燃料プールの水位が低下した場合において，使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し、放射線を遮へいし、及び臨界を防止するために必要な重大事故等対処設備の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するために必要な重大事故等対処設備をを設置及び保管する。

設置及び保管する。

使用済燃料ピットからの大量の水の漏えいその他の要因により使用済燃料ピットの水位が異常

使用済燃料プールからの大量の水の漏えいその他の要因により使用済燃料プールの水位が異常に低下した場合において、使用済燃料ピット内の燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し、及び臨に低下した場合において，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し，及び臨界を防止するために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。

界を防止するために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備の概略系統図を第 4.3.1 図から第 4.3.4 図に示す。

備考

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備の系統概要図を第 4.3－1 図から第 4.3－7 図に示す。

設備名称の相違

記載表現の相違（東二は「系統概要図）に統一）

4.3.2 設計方針

4.3.2 設計方針
使用済燃料プールの冷却等のための設備のうち，使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が記載箇所の相違（柏崎と同様に喪失し，又は使用済燃料プールからの小規模な水の漏えいその他の要因により使用済燃料プール

設計方針の直下（この位置にでの水位が低下した場合においても使用済燃料プール内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び方針を記載する。玄海は、各設臨界を防止できるよう使用済燃料プールの水位を維持するための設備，並びに使用済燃料プール

備の直下に記載している。）

からの大量の水の漏えいその他の要因により使用済燃料プールの水位が異常に低下した場合においても使用済燃料プール内燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し，及び臨界を防止するための設備として重大事故等対処設備（常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水，可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水，常設低圧代
替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プー
ルスプレイ，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ及び可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイ）を設ける。

想定事故１及び２に対する注水方法の違いは以下のとおり。
（SFP 注水）
東二：・常設ポンプで常設注入ラインから注水・可搬ポンプで常設注水ラインから注水
柏崎：・可搬ポンプで可搬スプレイヘッダから注水・可搬ポンプで常設スプレイヘッダから注水
玄海：・可搬ポンプで常設注水ラインから注水（SFP スプレイ）
東二：・常設ポンプで常設スプレイヘッダからスプ
レイ・可搬ポンプで常設スプレイヘッダからスプ
レイ・可搬ポンプで可搬スプレイヘッダからスプ
レイ
柏崎：・SFP 注水と同設備でスプレイ
玄海：・可搬ポンプで可搬スプレイヘッダからスプ
レイ

使用済燃料プールに接続する配管の破損等により，使用済燃料プール水戻り配管からサイフォン現象による水の漏えいが発生した場合に，漏えいの継続を防止するため，戻り配管上部にサイ

東二，玄海：サイフォンブレー

フォンブレーカを設ける。

カ（端部を開放した配管）による対応
柏崎：サイフォンブレーク孔と1

玄海原子力発電所／東海第二発電所
玄海原子力発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５４条 】
３／４号炉

東海第二発電所

備考
手動弁による対応、

使用済燃料プールの冷却等のための設備のうち，使用済燃料プール内燃料体等の著しい損傷に至った場合において大気への放射性物質の拡散を抑制するための設備として放水設備（大気への拡散抑制）を設ける。
使用済燃料プールの冷却等のための設備のうち，重大事故等時において，使用済燃料プールの状態を監視するための設備として，計測設備（使用済燃料プールの監視及び代替電源による給電）を設ける。
使用済燃料プールの冷却等のための設備のうち，重大事故等時に使用済燃料プールの冷却に必要な重大事故等対処設備（代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却）を設ける。

設備の相違（技術的能力との整合）柏崎は，既設の燃料プール
浄化系にて対応(1) 使用済燃料ピットの冷却機能又は注水機能の喪失時又は使用済燃料ピット水の小規模な漏えい発生時に用いる設備(1) 使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能の喪失時又は使用済燃料プール水の小規模な漏えい発生時に用いる設備
a．常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水東二：常設及び可搬ポンプによる注水
玄海、柏崎：可搬ポンプによる注水

燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）が故障等により機能喪失した場合，使用済燃料プールに接続する配管の破断等による使用済燃料プー
ルの小規模な水の漏えいにより水位の低下が発生した場合に，使用済燃料プール内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するための重大事故等対処設備（常設低圧代替
注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水）として，常設低圧代替注水系ポンプ及び代替淡水貯槽を使用する。
使用済燃料プールに接続する配管の破損については，使用済燃料プール水戻り配管からの漏えい時は，遮蔽に必要な水位以下に水位が低下することを防止するため，戻り配管上部にサイフォンブレーカを設ける設計とする。使用済燃料プール出口配管からの漏えい時は，遮蔽に必要な水位を維持できるように，それ以上の位置に取出口を設ける設計とする。
代替淡水貯槽を水源とする常設低圧代替注水系ポンプにより，使用済燃料プールへ注水することで，使用済燃料プールの水位の維持が可能な設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプは，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置から給電が可能な設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。

2

先行 BWR の記載を反映

玄海原子力発電所／東海第二発電所
玄海原子力発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５４条 】
３／４号炉

東海第二発電所

備考

・常設低圧代替注水系ポンプ
・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
・常設代替高圧電源装置（10.2 代替電源設備）
その他，設計基準事故対処設備である燃料貯蔵設備の使用済燃料プールを重大事故等対処
設備として使用する。
b．可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注a.

使用済燃料ピット補給用水中ポンプによる使用済燃料ピットへの注水

水ライン）を使用した使用済燃料プール注水

東二、玄海：注水ラインからの注水
柏崎：常設及び可搬型スプレイ
ヘッダからの注水

使用済燃料ピットの冷却等のための設備のうち、使用済燃料ピット内燃料体等を冷却し、使玄海の「～を設ける。」の記載

用済燃料ピットに接続する配管が破損しても、放射線の遮へいが維持される水位を確保するたは，設計方針の直下に記載する

めの設備として以下の可搬型代替注水設備（使用済燃料ピット補給用水中ポンプによる使用済

方針。

燃料ピットへの注水）を設ける。

燃料プール冷却浄化系及び残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）が故障等により機能喪失した場合，使用済燃料プールに接続する配管の破断等による使用済燃料プー

先行 BWR の記載を反映

ルの小規模な水の漏えいにより水位の低下が発生した場合に，使用済燃料プール内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するための重大事故等対処設備（可搬型代替注
水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水）として可搬型代替注水中型ポンプ，可搬型代替注水大型ポンプ，西側淡水貯水設備，代替淡水貯槽，燃料給油設備である可搬型設備用軽油タンク及びタンクローリを使用する。
使用済燃料プールに接続する配管の破損については，使用済燃料プール水戻り配管からの漏使用済燃料ピットに接続する配管の破損については、使用済燃料ピット入口配管からの漏え

えい時は，遮蔽に必要な水位以下に水位が低下することを防止するため，戻り配管上部にサイ

い時は、遮へいに必要な水位以下に水位が低下することを防止するため、入口配管上端部にサ

フォンブレーカを設ける設計とする。使用済燃料プール出口配管からの漏えい時は，遮蔽に必イフォンブレーカを設ける設計とする。使用済燃料ピット出口配管からの漏えい時は、遮へい要な水位を維持できるように，それ以上の位置に取出口を設ける設計とする。

に必要な水位を維持できるように、それ以上の位置に取出口を設ける設計とする。

東二は次段落で記載。

冷却及び水位確保により使用済燃料ピットの機能を維持し、純水冠水状態で臨界を防止できる設計とする。

使用済燃料ピットポンプ若しくは使用済燃料ピット冷却器の故障等により使用済燃料ピッ3玄海原子力発電所／東海第二発電所
玄海原子力発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５４条 】
３／４号炉

東海第二発電所

備考

トの冷却機能が喪失した場合、燃料取替用水ポンプ、燃料取替用水タンク、２次系補給水ポン
プ若しくは２次系純水タンクの故障等により使用済燃料ピットの注水機能が喪失した場合又は使用済燃料ピットに接続する配管の破損等により使用済燃料ピット水の小規模な漏えいが発生し、使用済燃料ピットの水位が低下した場合の可搬型代替注水設備（使用済燃料ピット補
給用水中ポンプによる使用済燃料ピットへの注水）として、使用済燃料ピット補給用水中ポン
プ、水中ポンプ用発電機、中間受槽、燃料油貯蔵タンク及びタンクローリを使用する。
西側淡水貯水設備を水源とする可搬型代替注水中型ポンプは，高所東側接続口，高所西側接中間受槽を水源とする使用済燃料ピット補給用水中ポンプにより、使用済燃料ピットへ注水する設計とする。使用済燃料ピット補給用水中ポンプは、水中ポンプ用発電機から給電できる設計とする。
水中ポンプ用発電機の燃料は、燃料油貯蔵タンクよりタンクローリを用いて補給できる設計とする。

続口，原子炉建屋東側接続口又は原子炉建屋西側接続口にホースを接続し，使用済燃料プールへ注水することで，使用済燃料プールの水位の維持が可能な設計とする。
代替淡水貯槽を水源とする可搬型代替注水大型ポンプは，高所東側接続口，高所西側接続口，原子炉建屋東側接続口又は原子炉建屋西側接続口にホースを接続し，使用済燃料プールへ注水することで，使用済燃料プールの水位の維持が可能な設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式のディーゼルエンジ
ンにて駆動が可能な設計とし，燃料は，可搬型設備用軽油タンクからタンクローリを用いて給油が可能な設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。

具体的な設備は、以下のとおりとする。

・可搬型代替注水中型ポンプ

・使用済燃料ピット補給用水中ポンプ（３号及び４号炉共用）

・可搬型代替注水大型ポンプ

・水中ポンプ用発電機（３号及び４号炉共用）・西側淡水貯水設備（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）

・中間受槽（３号及び４号炉共用）・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）

・燃料油貯蔵タンク（重大事故等時のみ３号及び４号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・可搬型設備用軽油タンク（10.2 代替電源設備）

・タンクローリ（３号及び４号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・タンクローリ（10.2 代替電源設備）

その他、設計基準対象施設である燃料貯蔵設備の使用済燃料ピットを重大事故等対処設備とその他，設計基準事故対処設備である燃料貯蔵設備の使用済燃料プールを重大事故等対処して使用する。

設備として使用する。
(2) 使用済燃料プールからの大量の水の漏えい発生時に用いる設備(2)

使用済燃料ピットからの大量の水の漏えい発生時に用いる設備

ａ．常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ

東二、柏崎：常設及び可搬型ス
プレイヘッダによるスプレイ
玄海：可搬型スプレイヘッダによるスプレイ

使用済燃料プールからの大量の水の漏えい等により使用済燃料プールの水位が異常に低下した場合に，燃料損傷を緩和するとともに，燃料損傷時には使用済燃料プール内燃料体等の上部全面にスプレイすることによりできる限り環境への放射性物質の放出を低減するための

4

先行 BWR の反映

玄海原子力発電所／東海第二発電所
玄海原子力発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５４条 】
３／４号炉

東海第二発電所

備考

重大事故等対処設備（常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレ
イヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ）を使用する。
代替淡水貯槽を水源とする常設低圧代替注水系ポンプは，代替燃料プール注水系の常設ス
プレイヘッダより使用済燃料プールへスプレイすることで燃料損傷を緩和するとともに，環境への放射性物質の放出をできる限り低減が可能な設計とする。
スプレイや蒸気条件下でも臨界にならないよう配慮したラック形状によって，臨界を防止することが可能な設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプは，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置から給電が可能な設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・常設低圧代替注水系ポンプ
・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
・常設スプレイヘッダ
・常設代替高圧電源装置（10.2 代替電源設備）

その他，設計基準事故対処設備である燃料貯蔵設備の使用済燃料プールを重大事故等対処
設備として使用する。
ｂ．可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用しa.

使用済燃料ピットへのスプレイ

た使用済燃料プールスプレイ

東二、柏崎：常設及び可搬型ス
プレイヘッダによるスプレイ
玄海：可搬型スプレイヘッダによるスプレイ

使用済燃料プールからの大量の水の漏えい等により使用済燃料プールの水位が異常に低下
使用済燃料ピットの冷却等のための設備のうち、使用済燃料ピットの水位が異常に低下する

した場合に，燃料損傷の進行を緩和するとともに，燃料損傷時には使用済燃料プール内燃料事故において、燃料損傷の進行を緩和するとともに、燃料損傷時には使用済燃料ピット全面に体等の上部全面にスプレイすることによりできる限り環境への放射性物質の放出を低減する

スプレイすることによりできる限り環境への放射性物質の放出を低減するための設備としてための重大事故等対処設備（可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設以下の可搬型スプレイ設備（使用済燃料ピットへのスプレイ）を設ける。

スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ）を使用する。
東二，柏崎：燃料配置によらな

また、スプレイや蒸気条件下でも臨界にならないよう配慮したラック形状及び燃料配置によって、臨界を防止することができる設計とする。

先行 BWR の反映

代替淡水貯槽を水源とする可搬型代替注水大型ポンプは，高所東側接続口，高所西側接続口，原子炉建屋東側接続口又は原子炉建屋西側設続口にホースを接続し，代替燃料プール注
水系の常設スプレイヘッダより使用済燃料プールへスプレイすることで燃料損傷を緩和するとともに，環境への放射性物質の放出をできる限り低減可能な設計とする。

5

い未臨界性を確認

玄海原子力発電所／東海第二発電所
玄海原子力発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５４条 】
３／４号炉

東海第二発電所
スプレイや蒸気条件下でも臨界にならないよう配慮したラック形状によって，臨界を防止

可搬型スプレイ設備（使用済燃料ピットへのスプレイ）として、可搬型ディーゼル注入ポン
プ、中間受槽、使用済燃料ピットスプレイヘッダ、燃料油貯蔵タンク及びタンクローリを使用する。
使用済燃料ピットスプレイヘッダを可搬型ホースにより中間受槽を水源とする可搬型ディーゼル注入ポンプと接続し、使用済燃料ピットへスプレイを行う設計とする。

することが可能な設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式のディーゼルエンジンにて駆動が可能な設計とし，燃料は，可搬型設備用軽油タンクからタンクローリを用いて給油が可能な設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・可搬型代替注水大型ポンプ
・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
・常設スプレイヘッダ
・可搬型設備用軽油タンク（10.2 代替電源設備）

可搬型ディーゼル注入ポンプの燃料は、燃料油貯蔵タンクよりタンクローリを用いて補給で・タンクローリ（10.2 代替電源設備）きる設計とする。
その他，設計基準事故対処設備である燃料貯蔵設備の使用済燃料プールを重大事故等対処
設備として使用する。
具体的な設備は、以下のとおりとする。
・可搬型ディーゼル注入ポンプ（３号及び４号炉共用）・中間受槽（３号及び４号炉共用）

ｃ．可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用
した使用済燃料プールスプレイ

・使用済燃料ピットスプレイヘッダ（３号及び４号炉共用）
・燃料油貯蔵タンク（重大事故等時のみ３号及び４号炉共用）（10.2 代替電源設備）
・タンクローリ（３号及び４号炉共用）（10.2 代替電源設備）

その他、設計基準対象施設である燃料貯蔵設備の使用済燃料ピットを重大事故等対処設備として使用する。

使用済燃料プールからの大量の水の漏えい等により使用済燃料プールの水位が異常に低下した場合に，燃料損傷の進行を緩和するとともに，燃料損傷時には使用済燃料プール内燃料体等の上部全面にスプレイすることによりできる限り環境への放射性物質の放出を低減する
ための重大事故等対処設備（可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイ）を使用する。

可搬型スプレイノズルをホースにより代替淡水貯槽を水源とする可搬型代替注水大型ポン
プと接続し，使用済燃料プールへスプレイすることで燃料損傷を緩和するとともに，環境へ

6

備考玄海原子力発電所／東海第二発電所
玄海原子力発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５４条 】
３／４号炉

東海第二発電所の放射性物質の放出をできる限り低減可能な設計とする。
スプレイや蒸気条件下でも臨界にならないよう配慮したラック形状によって，臨界を防止することが可能な設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式のディーゼルエンジンにて駆動が可能な設計とし，燃料は，可搬型設備用軽油タンクからタンクローリを用いて給油が可能な設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・可搬型代替注水大型ポンプ
・代替淡水貯槽（9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備）
・可搬型スプレイノズル
・可搬型設備用軽油タンク（10.2 代替電源設備）
・タンクローリ（10.2 代替電源設備）
その他，設計基準事故対処設備である燃料貯蔵設備の使用済燃料プールを重大事故等対処
設備として使用する。

b.

燃料取扱棟（使用済燃料ピット内燃料体等）への放水

ｄ．大気への拡散抑制

使用済燃料ピットの水位が異常に低下する事故時に、燃料損傷の進行を緩和し、燃料損傷時(a) 可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲による大気への拡散抑制に燃料取扱棟に大量の水を放水することによりできる限り環境への放射性物質の放出を低減

発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備のうち，使用済燃料プール内のするための設備として以下の放水設備（燃料取扱棟（使用済燃料ピット内燃料体等）への放水）

燃料体等の著しい損傷に至った場合における発電所外への放射性物質の拡散を抑制するを設ける。

ための設備として放水設備（大気への拡散抑制）を設ける。

放水設備（燃料取扱棟（使用済燃料ピット内燃料体等）への放水）として、移動式大容量ポ
ンプ車、放水砲、燃料油貯蔵タンク及びタンクローリを使用する。
放水砲を、可搬型ホースにより海を水源とする移動式大容量ポンプ車と接続し、原子炉周辺
建屋のうち燃料取扱棟に大量の水を放水することによって、一部の水を使用済燃料ピットに注水できる設計とする。

放水設備（大気への拡散抑制）として，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲，可搬型設備用軽油タンク及びタンクローリを使用する。
放水砲を，ホースにより海を水源とする可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）と接続
し，原子炉建屋原子炉棟屋上へ放水が可能な設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲は，設置場所を任意に設定でき，複数の方向から原子炉建屋原子炉棟屋上に向けて放水が可能な設計とする。

移動式大容量ポンプ車の燃料は、燃料油貯蔵タンクよりタンクローリを用いて補給できる設計とする。
具体的な設備は、以下のとおりとする。
・移動式大容量ポンプ車（３号及び４号炉共用）

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）の燃料は，可搬型設備用軽油タンクよりタンクローリを用いて給油が可能な設計とする。
放水設備については，「9.11 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備」に示す。

・放水砲（３号及び４号炉共用）

7

備考

玄海原子力発電所／東海第二発電所
玄海原子力発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５４条 】
３／４号炉

東海第二発電所

備考

・燃料油貯蔵タンク（重大事故等時のみ３号及び４号炉共用）（10.2 代替電源設備）
・タンクローリ（３号及び４号炉共用）（10.2 代替電源設備）
その他、設計基準事故対処設備である非常用取水設備の取水口、取水管路及び取水ピットを重大事故等対処設備として使用する。
PWR は可搬設備による対応。
(3) 重大事故等時の使用済燃料ピットの監視時に用いる設備
使用済燃料ピットの冷却等のための設備のうち、重大事故等時に使用済燃料ピットに係る監視に必要な設備として計測設備（常設設備による使用済燃料ピットの状態監視及び可搬型設備によ(3) 重大事故等時における使用済燃料プールの監視に用いる設備
使用済燃料プールの冷却等のための設備のうち，重大事故等時に使用済燃料プールに係る監（東二は常設のみ）（監視対象としては同様）

視に必要な設備として計装設備（使用済燃料プールの状態監視）を設ける。

る使用済燃料ピットの状態監視）を設ける。
a.

常設設備による使用済燃料ピットの状態監視

ａ．使用済燃料プールの監視計測設備（常設設備による使用済燃料ピットの状態監視）として、使用済燃料ピット水位計装設備（使用済燃料プールの状態監視）として使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広使用済燃料プール監視カメラ（SA）、使用済燃料ピット温度（SA）及び使用済燃料ピット状態監視カメラを使用する。また、域），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・低と冷却装置で事故時に監視カ

代替電源設備として大容量空冷式発電機を使用する。

レンジ）及び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メラとしての機能

使用済燃料ピット水位（SA）及び使用済燃料ピット温度（SA）の計測装置は、重大事故等により変動する可能性のある範囲にわたり測定し、中央制御室にて使用済燃料ピットの水位及び水温を監視可能な設計とする。

む）を使用する。
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）及び使用済燃料
プールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）の計測装置は，重大事故等により変動する可能性のある範囲にわたり測定し，中央制御室にて使用済燃料プールの水位，水温及び放射線量を監視可能な設計とする。

使用済燃料ピット状態監視カメラは、使用済燃料ピットに係る重大事故等時の使用済燃料ピットの状態を中央制御室にて監視できる設計とする。
これらの設備は、ディーゼル発電機に加えて代替電源設備である大容量空冷式発電機から給電できる設計とする。

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）は，使用済燃料プールに係る重大事故等時の使用済燃料プールの状態を中央制御室にて監視が可能な

東二は重大事故等時に，SA 設備

設計とする。

用電源として非常用ディーゼ

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）のうち，

ル発電機は期待しない。

使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置は，耐環境性向上のため，使用済燃料プール監視カ
メラに空気の供給が可能な設計とする。
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），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）及び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を含む）のうち使用済燃料プール監視カメラは，常設代替直流電源設備である緊急用 125V 系蓄電池及び可搬型代替直流電源設備である可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器から給電が可能な設計とする。
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）のうち，使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置は，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源
装置及び可搬型代替交流電源設備である可搬型代替低圧電源車から給電が可能な設計とする。
具体的なパラメータ及び設備は、以下のとおりとする。

具体的なパラメータ及び設備は，以下のとおりとする。

・使用済燃料ピット水位（SA）

・使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）・使用済燃料ピット温度（SA）

・使用済燃料プール温度（ＳＡ）

8

先行 PWR は計装設備が全て交流電源から供給玄海原子力発電所／東海第二発電所
玄海原子力発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５４条 】
３／４号炉

東海第二発電所

備考

・使用済燃料ピット状態監視カメラ

・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）

・大容量空冷式発電機（10.2 代替電源設備）

・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）

東二は重大事故等時に，SA 設備

その他、設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機を重大事故等対処・緊急用 125V 系蓄電池（10.2 代替電源設備）用電源として非常用ディーゼ

・常設代替高圧電源装置（10.2 代替電源設備）

ル発電機は期待しない。

設備として使用する。

・可搬型代替低圧電源車（10.2 代替電源設備）
・可搬型整流器（10.2 代替電源設備）b.

東二は可搬型なし

可搬型設備による使用済燃料ピットの状態監視
計測設備（可搬型設備による使用済燃料ピットの状態監視）として、使用済燃料ピット水位（広域）（使用済燃料ピット監視装置用空気供給システム（コンプレッサ（排気ファン含む。）、
エアコン、発電機）（以下「使用済燃料ピット監視装置用空気供給システム」という。
）含む）、
使用済燃料ピット周辺線量率（低レンジ）、使用済燃料ピット周辺線量率（中間レンジ）、使用
済燃料ピット周辺線量率（高レンジ）、燃料油貯蔵タンク及びタンクローリを使用する。また、代替電源設備として大容量空冷式発電機を使用する。
使用済燃料ピット水位（広域）の計測装置並びに使用済燃料ピット周辺線量率（低レンジ）、
使用済燃料ピット周辺線量率（中間レンジ）及び使用済燃料ピット周辺線量率（高レンジ）の計測装置は、使用済燃料ピットの水位及び上部の空間線量率について、重大事故等により変動する可能性のある範囲にわたり測定し、中央制御室にて使用済燃料ピットの水位及び上部の空間線量率を監視可能な設計とする。
使用済燃料ピット水位（広域）の計測装置は、可搬型ホース及びエアパージセット等を可搬型とすることにより、使用済燃料ピット内の構造等に影響を受けない設計とする。
これらの設備は、ディーゼル発電機に加えて代替電源設備である大容量空冷式発電機から給電できる設計とする。
使用済燃料ピット水位（広域）の測定に必要な空気は、使用済燃料ピット監視装置用空気供給システムより供給する設計とするとともに、使用済燃料ピット監視装置用空気供給システム
は、使用済燃料ピット状態監視カメラ及び使用済燃料ピット周辺線量率（低レンジ）の計測装置等の耐環境性向上を目的として、空気を供給できる設計とする。また、使用済燃料ピット監
視装置用空気供給システムの発電機は、当該システムのコンプレッサ（排気ファン含む。）及びエアコンへ給電できる設計とする。
使用済燃料ピット監視装置用空気供給システムの発電機の燃料は、燃料油貯蔵タンクよりタ
ンクローリを用いて補給できる設計とする。
使用済燃料ピット周辺線量率は、取付けを想定する複数の場所の線量率と使用済燃料ピット

先行 PWR は離れた位置に可搬型

区域の空間線量率の相関（減衰率）をあらかじめ評価しておくことで、使用済燃料ピット区域

線量率計を設置するため、SFPの空間線量率を推定できる設計とする。

からの距離等による減衰を考

具体的なパラメータ及び設備は、以下のとおりとする。

慮して推定（東二は現場に設・使用済燃料ピット水位（広域）（使用済燃料ピット監視装置用空気供給システム含む）

置）・使用済燃料ピット周辺線量率（低レンジ）（３号及び４号炉共用）

9

玄海原子力発電所／東海第二発電所
玄海原子力発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５４条 】
３／４号炉

東海第二発電所

備考

・使用済燃料ピット周辺線量率（中間レンジ）（３号及び４号炉共用）・使用済燃料ピット周辺線量率（高レンジ）（３号及び４号炉共用）・大容量空冷式発電機（10.2 代替電源設備）
・燃料油貯蔵タンク（重大事故等時のみ３号及び４号炉共用）（10.2 代替電源設備）
・タンクローリ（３号及び４号炉共用）（10.2 代替電源設備）
その他、設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機を重大事故等対処
設備として使用する。
設備の相違（技術的能力との整(4) 重大事故等時における使用済燃料プールの冷却のための設備
ａ．代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却
使用済燃料プールの冷却等のための設備のうち，重大事故等時に使用済燃料プールの冷却に必要な重大事故等対処設備（代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却）として代替燃料プール冷却系ポンプ，代替燃料プール冷却系熱交換器及び緊急用海水系の緊急用海水ポンプを使用する。
代替燃料プール冷却系は，燃料プール浄化冷却系から使用済燃料プールの水を代替燃料プール冷却系ポンプにより代替燃料プール冷却系熱交換器で冷却し使用済燃料プールの冷却が可能な設計とする。
海を水源とした緊急用海水ポンプは，非常用取水設備であるＳＡ用海水ピット，海水引込
み管，ＳＡ用海水ピット取水塔，緊急用海水取水管及び緊急用海水ポンプピットを通じて取水した海水をポンプ出口に設置される緊急用海水ストレーナにより異物を除去後，冷却水として代替燃料プール冷却系熱交換器に供給することにより使用済燃料プールで発生した熱をディーゼル発電機は、設計基準事故対処設備であるとともに、重大事故等時においても使用するため、「1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針」に示す設計方針を適用する。ただし、多様性、位置的分散等を考慮すべき対象の設計基準事故対処設備はないことから、「1.1.7
重大事故等対処設備に関する基本方針」のうち多様性、位置的分散等の設計方針は適用しない。
ディーゼル発電機、大容量空冷式発電機、燃料油貯蔵タンク及びタンクローリについては、「10.2 代替電源設備」にて記載する。燃料貯蔵設備の使用済燃料ピットについては、「4.1

燃

最終的な熱の逃がし場である海へ輸送が可能な設計とする。
代替燃料プール冷却系ポンプ及び緊急用海水ポンプは，常設代替交流電源設備である常設
代替高圧電源装置から給電が可能な設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・代替燃料プール冷却系ポンプ
・代替燃料プール冷却系熱交換器

料取扱及び貯蔵設備 4.1.2 重大事故等時」にて記載する。非常用取水設備の取水口、取水管

・緊急用海水ポンプ（5.10 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備）

路及び取水ピットについては、「10.8 非常用取水設備

・常設代替高圧電源装置（10.2 代替電源設備）る。

10.8.2

重大事故等時」にて記載す

その他，設計基準事故対処設備である燃料貯蔵設備の使用済燃料プールを重大事故等対処
設備として使用する。
可搬型設備用軽油タンク，タンクローリ，緊急用 125V 系蓄電池，常設代替高圧電源装置，可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器については，「10.2 代替電源設備」に示す。
使用済燃料プールについては，「4.1 燃料取扱及び貯蔵設備」に示す。

10

合）
柏崎は，既設の燃料プール浄化
系にて対応

玄海原子力発電所／東海第二発電所
玄海原子力発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５４条 】
３／４号炉

東海第二発電所

備考

緊急用海水ポンプについては，「5.10 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備」に示す。
非常用取水設備であるＳＡ用海水ピット，海水引込み管，ＳＡ用海水ピット取水塔，緊急用海水取水管及び緊急用海水ポンプピットについては，「10.8 非常用取水設備 10.8.2 重大事故等時」に示す。
4.3.2.1 多様性、位置的分散

4.3.2.1 多様性，位置的分散

基本方針については、「1.1.7.1 多様性、位置的分散、悪影響防止等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

使用済燃料ピット補給用水中ポンプを使用した使用済燃料ピットへの注水は、使用済燃料ピ

常設低圧代替注水系ポンプを使用した使用済燃料プール注水及び使用済燃料プールスプレイ

ット補給用水中ポンプの電源を専用の発電機である空冷式の水中ポンプ用発電機から給電するは，常設代替高圧電源装置置場に設置する常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置

ことにより、使用済燃料ピットポンプ及び使用済燃料ピット冷却器を使用した使用済燃料ピッからの独立した電源供給ラインから給電することにより，原子炉建屋付属棟に設置する非常用

トの冷却機能並びに燃料取替用水ポンプ又は２次系補給水ポンプを使用した使用済燃料ピット

ディーゼル発電機から給電する燃料プール冷却浄化系ポンプによる使用済燃料プール冷却及びの注水機能に対して多様性を持った電源により駆動できる設計とする。

残留熱除去系ポンプによる使用済燃料プール冷却及び補給に対して多様性を有し位置的分散を図る設計とする。

また、海水又は淡水を補給できる中間受槽を水源とすることで、燃料取替用水タンクを水源とする燃料取替用水ポンプ又は２次系純水タンクを水源とする２次系補給水ポンプを使用した
使用済燃料ピットの注水機能に対して異なる水源を持つ設計とする。
使用済燃料ピット補給用水中ポンプ、水中ポンプ用発電機及び中間受槽は、３号炉の原子炉

常設低圧代替注水系ポンプは，冷却水を不要（自然冷却）とすることで，残留熱除去系海水系により冷却する残留熱除去系ポンプ及び自然冷却により冷却する燃料プール冷却浄化系ポン
プに対して多様性を有する設計とする。

周辺建屋内の使用済燃料ピットポンプ及び使用済燃料ピット冷却器並びに原子炉補助建屋内の常設低圧代替注水系ポンプは，屋外の常設低圧代替注水系格納槽内に設置することで，原子燃料取替用水ポンプ並びに燃料取替用水タンク建屋内の燃料取替用水タンク並びに４号炉の原

炉建屋原子炉棟内の燃料プール冷却浄化系ポンプ及び残留熱除去系ポンプと位置的分散を図る

子炉周辺建屋内の使用済燃料ピットポンプ、使用済燃料ピット冷却器、燃料取替用水ポンプ及設計とする。

び燃料取替用水ピット並びに屋外の２次系補給水ポンプ及び２次系純水タンクと離れた位置に分散して保管することで、位置的分散を図る設計とする。
使用済燃料ピット補給用水中ポンプの接続口は、原子炉周辺建屋面に２箇所設置する設計とする。
クラゲ等の海生生物からの影響に対し、移動式大容量ポンプ車は、複数の取水箇所を選定できる設計とする。

可搬型代替注水中型ポンプを使用した使用済燃料プール注水は，可搬型代替注水中型ポンプ
を空冷式のディーゼルエンジン駆動とすることで，電動駆動の燃料プール冷却浄化系ポンプ及び残留熱除去系ポンプに対して多様性を有する設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプを使用した使用済燃料プール注水及び使用済燃料プールスプレイ
は，可搬型代替注水大型ポンプを空冷式のディーゼルエンジン駆動とすることで，電動駆動の燃料プール冷却浄化系ポンプ及び残留熱除去系ポンプに対して多様性を有する設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの水源を代替淡水貯槽とすること
で，燃料プール冷却浄化系ポンプ及び残留熱除去系ポンプを使用した使用済燃料プールへの注
水機能に対して異なる水源を有する設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプの水源を西側淡水貯水設備とすることで，燃料プール冷却浄化系
ポンプ及び残留熱除去系ポンプを使用した使用済燃料プールへの注水機能に対して異なる水源を有する設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，屋外の保管場所に分散して保管することで，原子炉建屋原子炉棟内の燃料プール冷却浄化系ポンプ，残留熱除去系ポンプ及11柏崎と同様に設計基準事故等対処設備との位置的分散を記載する。

玄海原子力発電所／東海第二発電所
玄海原子力発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５４条 】
３／４号炉

東海第二発電所
び常設低圧代替注水系格納槽内の常設低圧代替注水系ポンプと位置的分散を図る設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの接続口は，原子炉建屋の異なる面の隣接しない位置である原子炉建屋東側（屋外）及び西側（屋外）に１箇所ずつ設置し合計 2箇所設置することで，位置的分散を図る設計とする。また，高所接続口については，常設代替
高圧電源装置置場の隣接しない位置である常設代替高圧電源装置置場東側及び西側に１箇所ずつ設置し合計 2 箇所設置することで，位置的分散を図る設計とする。
代替燃料プール冷却系ポンプ及び緊急用海水ポンプを使用した使用済燃料プールの冷却は，常設代替高圧電源装置置場に設置する常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置からの独立した電源供給ラインから給電することにより，原子炉建屋付属棟に設置する非常用ディーゼル発電機から給電する燃料プール冷却浄化系ポンプによる使用済燃料プール冷却及び残留熱除去系ポンプによる使用済燃料プール冷却及び補給に対して多様性を有し位置的分散を図る設計とする。
代替燃料プール冷却系ポンプは，冷却を不要（自然冷却）とすることで，残留熱除去系海水系により冷却する残留熱除去系ポンプ及び自然冷却の燃料プール冷却浄化系ポンプに対して多様性を有する設計とする。
代替燃料プール冷却系ポンプ及び代替燃料プール冷却系熱交換器を使用する代替燃料プール
冷却系の配管は，燃料プール冷却浄化系配管の分岐点から燃料プール冷却浄化系の配管との合流点までを独立した系統とすることで，燃料プール冷却浄化系ポンプ及び残留熱除去系ポンプを使用した冷却系統に対して独立性を有する設計とする。
緊急用海水ポンプを使用した使用済燃料プールの冷却は，常設代替高圧電源装置置場に設置する常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置からの独立した電源供給ラインから給電することにより，原子炉建屋付属棟に設置する非常用ディーゼル発電機から給電する残留熱除去系海水ポンプによる冷却水（海水）の確保に対して多様性を有し位置的分散を図る設計と使用済燃料ピット水位（SA）、使用済燃料ピット水位（広域）及び使用済燃料ピット温度する。

（SA）の計測装置並びに使用済燃料ピット周辺線量率（低レンジ）、使用済燃料ピット周辺線量率（中間レンジ）及び使用済燃料ピット周辺線量率（高レンジ）の計測装置等並びに使用済燃

緊急用海水ポンプにより代替燃料プール冷却系熱交換器に冷却水を供給する系統は，燃料プ

料ピット状態監視カメラは、ディーゼル発電機に対して多様性を持った大容量空冷式発電機かール冷却浄化系及び残留熱除去系の冷却水系統である原子炉補機冷却系及び残留熱除去系海水ら給電できる設計とする。

系の系統に対して多様性を有する設計とする。
代替燃料プール冷却系ポンプ及び代替燃料プール冷却系熱交換器は，原子炉建屋原子炉棟内の燃料プール冷却浄化系ポンプ及び燃料プール冷却浄化系熱交換器並びに残留熱除去系ポンプ
及び残留熱除去系熱交換器と異なる区画に設置することにより，位置的分散を図る設計とする。
緊急用海水ポンプは，緊急用海水ポンプピットに設置することで，屋外の海水ポンプ室に設置する補機冷却水ポンプ及び残留熱除去系海水ポンプに対して位置的分散を図る設計とする。

12

備考

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玄海原子力発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５４条 】
３／４号炉

東海第二発電所

備考
東二は設計基準事故対処設備

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），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）及び使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料と SA 設備の電源に対する多様性を記載

プール監視カメラ用空冷装置を含む）は，使用済燃料プール水位，燃料プール冷却浄化系ポン
プ入口温度，使用済燃料プール温度，燃料取替フロア燃料プールエリア放射線モニタ，原子炉
建屋換気系燃料取替床排気ダクト放射線モニタ及び原子炉建屋換気系排気ダクト放射線モニタと同時に機能が損なわれることを防止する設計とする。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），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）及び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）の
うち使用済燃料プール監視カメラは，非常用ディーゼル発電機に対して，多様性を有する常設
代替直流電源設備である緊急用 125V 系蓄電池又は可搬型代替直流電源設備である可搬型代替低圧電源車及び可搬型整流器から給電が可能な設計とし，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）のうち使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置は，非常用ディーゼル発電機に対して，多様性を有する常設代替交流電源設備である常設代替高圧
電源装置又は可搬型代替交流電源設備である可搬型代替低圧電源車から給電が可能な設計とする。
電源設備の多様性、位置的分散については「10.2 代替電源設備」にて記載する。
4.3.2.2 悪影響防止

電源の多様性及び位置的分散については，「10.2 代替電源設備」に記載する。
4.3.2.2 悪影響防止

基本方針については、「1.1.7.1 多様性、位置的分散、悪影響防止等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

使用済燃料ピット補給用水中ポンプによる使用済燃料ピットへの注水に使用する使用済燃料

使用済燃料プール注水及び使用済燃料プールスプレイに使用する常設低圧代替注水系ポン

ピット補給用水中ポンプ、水中ポンプ用発電機及び中間受槽は、通常時に接続先の系統と分離

プ，代替淡水貯槽及び常設スプレイヘッダは，通常待機時は隔離弁により他の系統と隔離し，された状態であること及び重大事故等時は重大事故等対処設備としての系統構成とすること

重大事故等時に弁操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備

で、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また、使用済燃料ピット補給用水中ポンプ、に悪影響を及ぼさない設計とする。

水中ポンプ用発電機及び中間受槽は、設置場所において固縛等によって固定することで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

使用済燃料プール注水に使用する可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプ

使用済燃料ピットへのスプレイに使用する可搬型ディーゼル注入ポンプ、中間受槽及び使用は，通常待機時は接続先の系統と分離された状態で保管すること及び重大事故等時に接続，弁済燃料ピットスプレイヘッダは、他の設備から独立して使用可能なことにより、他の設備に悪操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさ影響を及ぼさない設計とする。また、可搬型ディーゼル注入ポンプ及び使用済燃料ピットスプない設計とする。

レイヘッダは、設置場所においてアウトリガ等によって固定することで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
燃料取扱棟（使用済燃料ピット内燃料体等）への放水に使用する移動式大容量ポンプ車及び放水砲は、他の設備から独立して使用可能なことにより、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また、移動式大容量ポンプ車及び放水砲は、設置場所においてアウトリガ等によって固定することで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。さらに、放水砲は、使用を想定する重大事故等時において必要となる屋外の他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

13

先行 BWR と整合

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玄海原子力発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５４条 】
３／４号炉

東海第二発電所

備考

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，設置場所において輪止め又は車両転倒防止装置により固定することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
使用済燃料プールの冷却に使用する代替燃料プール冷却系ポンプ，代替燃料プール冷却系熱交換器及び緊急用海水ポンプは，通常待機時は隔離弁により他の系統と隔離し，重大事故等時に弁操作等により重大事故等対処設備としての系統構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
常設設備による使用済燃料ピットの状態監視に使用する使用済燃料ピット水位（SA）及び使

使用済燃料プールの状態監視に使用する使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），使用済燃用済燃料ピット温度（SA）の計測装置並びに使用済燃料ピット状態監視カメラは、他の設備か

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

ら独立して使用可能なことにより、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

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）は，他の設備から独立して使用可能なことにより，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

（監視対象としては同様）

計測装置及び使用済燃料ピット監視装置用空気供給システム並びに使用済燃料ピット周辺線量率（低レンジ）、使用済燃料ピット周辺線量率（中間レンジ）及び使用済燃料ピット周辺線量率（高レンジ）の計測装置は、通常時に接続先の系統と分離された状態であること及び重大事故
等時は重大事故等対処設備としての系統構成とすることで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また、使用済燃料ピット水位（広域）の計測装置及び使用済燃料ピット監視装置用
空気供給システム並びに使用済燃料ピット周辺線量率（低レンジ）、使用済燃料ピット周辺線量率（中間レンジ）及び使用済燃料ピット周辺線量率（高レンジ）の計測装置は、設置場所において車輪止め等によって固定することで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
4.3.2.3 容 量 等

基本方針については、「1.1.7.2 容量等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

使用済燃料ピット補給用水中ポンプは、使用済燃料ピットの冷却機能の喪失及び注水機能の使用済燃料プール注水に使用する常設低圧代替注水系ポンプ，可搬型代替注水中型ポンプ及喪失による水位低下を防止するため、使用済燃料ピットの蒸散量を上回る補給量を有する必要

び可搬型代替注水大型ポンプは，使用済燃料プールの冷却機能及び注水機能喪失による水位低がある。また、小規模の漏えいによる水位低下については、使用済燃料ピット入口配管からの下を防止するため，使用済燃料プールの蒸散量を上回る補給量を有する必要がある。また，小漏えいの場合は、サイフォンブレーカの効果によりサイフォンブレーカ開口部の高さで水位低

規模漏えいによる水位低下については，使用済燃料プール出口配管からの漏えいの場合は，使下は止まり、最も水位が低下する使用済燃料ピット出口配管からの漏えいの場合は、出口配管

用済燃料プール水がスキマサージタンクへの流出が止まるスキマ堰の水位まで低下することでの高さまで水位が低下することで漏えいは止まる。したがって、出口配管高さの水位から蒸散漏えいは止まり，最も水位が低下する使用済燃料プール水戻り配管からの漏えいの場合は，サにより遮へいに必要な水位に到達するまでの時間余裕を考慮し、使用済燃料ピットの蒸散量をイフォンブレーカの効果により使用済燃料プール水戻り配管上部の水平管下端の高さで漏えい

上回る補給量を有するものを３号炉、４号炉それぞれで１セット１台使用する。保有数は、３は止まる。したがって，使用済燃料プール水戻り配管上部の水平管下端の高さから蒸散により号炉、４号炉それぞれで２セット２台、故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ

遮蔽に必要な水位に到達するまでの時間余裕を考慮し，使用済燃料プールの蒸散量を上回る補用として２台の合計６台（３号及び４号炉共用）を保管する。

給量を有するものとして常設低圧代替注水系ポンプ，可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代

水中ポンプ用発電機は、使用済燃料ピット補給用水中ポンプ１台を駆動するために必要な発電機容量を有するものを３号炉、４号炉それぞれで１セット１台使用する。保有数は、３号

PWR は可搬設備による対応。
（東二は常設のみ）

可搬型設備による使用済燃料ピットの状態監視に使用する使用済燃料ピット水位（広域）の4.3.2.3 容量等

先行 BWR と同様

替注水大型ポンプを使用する。
可搬型代替注水中型ポンプは，重大事故等時使用済燃料プールへの注水に必要な容量に対し14

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玄海原子力発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５４条 】
３／４号炉

東海第二発電所

炉、４号炉それぞれで２セット２台、故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用て 1 セット 2 個の運転により十分なポンプ容量を有する設計とする。保有数は，2 セットで 4 個として２台の合計６台（３号及び４号炉共用）を保管する。

と，故障時及び保守点検による待機除外時の予備として 1 個の合計 5 個を保管する。

中間受槽は、使用済燃料ピットへの注水量及びスプレイ量に対し、それぞれの送水量におい可搬型代替注水大型ポンプは，重大事故等時使用済燃料プールへの注水に必要な容量に対しても淡水又は海水を補給することにより水源を確保できる容量を有するものを３号炉、４号炉て 1 セット 1 個の運転により十分なポンプ容量を有する設計とする。保有数は，2 セット 2 個とそれぞれで１セット１個使用する。保有数は、３号炉、４号炉それぞれで２セット２個、保守故障時及び保守点検による待機除外時の予備として 2 個の合計 4 個を保管する。予備について点検は目視点検であり、保守点検中でも使用可能であるため、保守点検用は考慮せずに、故障

は，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）と兼用する。

時のバックアップ用として１個の合計５個（３号及び４号炉共用）を保管する。
中間受槽は、上記を含む複数の機能に必要な容量を合わせた容量とすることから「9.11 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備」にて記載する。
可搬型ディーゼル注入ポンプは、使用済燃料ピット全面にスプレイ又は大量の水を放水する

備考

予備についても記載する。

常設低圧代替注水系ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，使用済燃料プール全面にスプ
レイ又は大量の水を放水することにより，できる限り環境への放射性物質の放出を低減するために必要なポンプ流量を有するものとして常設低圧代替注水系ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプを使用する。

ことにより、できる限り環境への放射性物質の放出を低減するために必要なポンプ流量を有す

可搬型スプレイノズルは，使用済燃料プール全面にスプレイすることで，できる限り環境へ

東二では，常設低圧代替注水系

るものを３号炉、４号炉それぞれで１セット１台使用する。保有数は、３号炉、４号炉それぞの放射性物質の放出を低減することができるものを 1 セット 3 個使用する。保有数は，2 セット

ポンプ及び可搬型代替注水大れで２セット２台、故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として２台の合計

6 個，故障時の予備として 1 個の合計 7 個を保管する。

型ポンプによる複数個所への６台（３号及び４号炉共用）を保管する。
使用済燃料ピットスプレイヘッダは、使用済燃料ピット全面にスプレイすることで、できる限り環境への放射性物質の放出を低減することができるものを３号炉、４号炉それぞれで１セ使用済燃料プール注水及び使用済燃料プールスプレイに使用する代替淡水貯槽は，使用済燃

同時注水を想定料プールへの注水量に対して可搬型代替注水中型ポンプにより淡水又は海水を補給するまでの間，水源を確保できる十分な容量を有する設計とする。

玄海は、中間受槽に水を水源とット２基使用する。保有数は、３号炉、４号炉それぞれで１セット２基、保守点検は目視点検

使用済燃料プール注水に使用する西側淡水貯水設備は，使用済燃料プールへの注水量に対しするが、東二は、代替淡水貯槽であり、保守点検中でも使用可能であるため、保守点検用は考慮せずに、故障時のバックアッて可搬型代替注水大型ポンプにより淡水又は海水を補給するまでの間，水源を確保できる十分から注水又はスプレイする。

プ用として１基の合計５基（３号及び４号炉共用）を保管する。

な容量を有する設計とする。

玄海に該当設備なし。

移動式大容量ポンプ車は、環境への放射性物質の放出を低減するため放水砲による霧状放水

使用済燃料プールの冷却に使用する代替燃料プール冷却系ポンプ，代替燃料プール冷却系熱により原子炉周辺建屋のうち燃料取扱棟に１台で３号炉と４号炉の両方に同時に放水できるポ交換器及び緊急用海水ポンプは，想定される重大事故等時に使用済燃料プール内に貯蔵する使

ンプ流量を有するものを３号炉及び４号炉で１セット１台使用する。保有数は、３号炉及び４用済燃料から発生する崩壊熱を除去できるポンプ流量及び伝熱容量に対して十分な容量を確保

号炉で１セット１台、故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として１台の合できる容量を有する設計とする。

計２台（３号及び４号炉共用）を保管する。
放水砲は、環境への放射性物質の放出を低減するため放水砲による霧状放水により原子炉周辺建屋のうち燃料取扱棟に放水できる容量を有するものを３号炉、４号炉それぞれで１セット１台使用する。保有数は、３号炉、４号炉それぞれで１セット１台（３号及び４号炉共用）を
PWR は可搬設備による対応。

保管する。
使用済燃料ピット水位（SA）及び使用済燃料ピット温度（SA）の計測装置は、重大事故等により変動する可能性のある範囲にわたり測定できる設計とする。
使用済燃料ピット状態監視カメラは、重大事故等時において赤外線の機能により使用済燃料
ピットの水温の傾向等、状態を監視できる設計とする。
使用済燃料ピット水位（広域）の計測装置は、重大事故等時により変動する可能性のある使用済燃料ピット上部から底部近傍までの範囲にわたり測定できる設計とする。

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）及び使用済燃料プ
ールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）は，重大事故等時において変動する可能性の（東二は常設のみ）（監視対象としては同様）

ある範囲にわたり測定が可能な設計とする。
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）は，重大事
故等時において赤外線機能により使用済燃料プールの状態（水位，水温の傾向等）を監視が可能な設計とする。
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）は，重大事故等時において変動する可能性のある
使用済燃料プール上部から底部近傍までの範囲にわたり測定が可能な設計とする。

15

等は SFP 上部の外観

玄海原子力発電所／東海第二発電所
玄海原子力発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５４条 】
３／４号炉

東海第二発電所

使用済燃料ピット水位（広域）の計測装置のうち可搬型ホースは１セット４個、エアパージ
セットは、１セット５個使用する。可搬型ホースの保有数は、１セット４個、保守点検は目視点検であり、保守点検中でも使用可能であるため、保守点検用は考慮せずに、故障時のバックアップ用として１個の合計５個を保管する。また、エアパージセットの保有数は１セット５個、故障時のバックアップ用として１個の合計６個を保管する。
使用済燃料ピット監視装置用空気供給システムは、使用済燃料ピット水位（広域）の測定に必要な空気並びに使用済燃料ピット周辺線量率（低レンジ）の計測装置及び使用済燃料ピット
状態監視カメラの機能維持に必要な容量を有するものを３号炉、４号炉それぞれで１セット１個使用する。保有数は、３号炉、４号炉それぞれで１セット１個、故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として２個の合計４個（３号及び４号炉共用）を保管する。
使用済燃料ピット周辺線量率（低レンジ）、使用済燃料ピット周辺線量率（中間レンジ）及び使用済燃料ピット周辺線量率（高レンジ）は、重大事故等時により変動する可能性のある範囲にわたり測定できる設計とし、使用済燃料ピット区域の空間線量率を測定できる設計とする。
使用済燃料ピット周辺線量率（低レンジ）、使用済燃料ピット周辺線量率（中間レンジ）及び使用済燃料ピット周辺線量率（高レンジ）の計測装置は、３号炉、４号炉それぞれで１セット１個使用する。保有数は、３号炉、４号炉それぞれで１セット１個、故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として２個の合計４個（３号及び４号炉共用）を保管する。
また、使用済燃料ピット周辺線量率（中間レンジ）及び使用済燃料ピット周辺線量率（高レンジ）の検出器は、３号炉、４号炉それぞれで１セット１個使用する。保有数は、３号炉、４号炉それぞれで１セット１個、保守点検は目視点検であり、保守点検中でも使用可能であるため、保守点検用は考慮せずに、故障時のバックアップ用として１個の合計３個（３号及び４号
炉共用）を保管する。
4.3.2.4 環境条件等

4.3.2.4 環境条件等

基本方針については、「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

使用済燃料ピット補給用水中ポンプ、水中ポンプ用発電機、中間受槽、可搬型ディーゼル注

使用済燃料プール注水及び使用済燃料プールスプレイに使用する常設低圧代替注水系ポンプ

入ポンプ、移動式大容量ポンプ車、放水砲及び使用済燃料ピット監視装置用空気供給システム

は，常設低圧代替注水系格納槽内に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とは、屋外に保管及び設置し、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。操作は設する。

置場所で可能な設計とする。
移動式大容量ポンプ車及び放水砲は、使用時に海水を通水するため、海水影響を考慮した設計とする。

常設低圧代替注水系ポンプは，中央制御室から操作が可能な設計とする。
使用済燃料プール注水及び使用済燃料プールスプレイに使用する可搬型代替注水大型ポンプ
は，屋外に保管及び設置し，重大事故等時における屋外の環境条件を考慮した設計とする。
使用済燃料プール注水に使用する可搬型代替注水中型ポンプは，屋外に保管及び設置し，重移動式大容量ポンプ車は、海から直接取水する際の異物の流入防止を考慮した設計とする。
使用済燃料ピットスプレイヘッダは、屋外に保管するとともに、３号炉の重大事故等時は３号炉の原子炉周辺建屋内に設置し、４号炉の重大事故等時は４号炉の原子炉周辺建屋内に設置するため、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。使用済燃料ピットの水位が大事故等時における屋外の環境条件を考慮した設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの操作は，設置場所で可能な設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプ，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，

16

備考玄海原子力発電所／東海第二発電所
玄海原子力発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５４条 】
３／４号炉

東海第二発電所

異常に低下する事故時に使用する設備であるため、その環境条件を考慮した設計とする。操作淡水だけでなく海水も使用可能な設計とする。なお，可能な限り淡水源を優先し，海水通水をは設置場所で可能な設計とする。

短時間とすることで，設備への影響を考慮する。また，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型

使用済燃料ピット補給用水中ポンプ、中間受槽、可搬型ディーゼル注入ポンプ及び使用済燃料ピットスプレイヘッダは、淡水だけでなく海水も使用することから、海水影響を考慮した設
計とする。

備考

代替注水大型ポンプは，海から直接取水する際の異物の流入防止を考慮した設計とする。
常設スプレイヘッダ及び可搬型スプレイノズルは，原子炉建屋原子炉棟内に設置及び保管
し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。可搬型スプレイノズルは，現場据付け後は，操作が不要な設計とする。
代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水及び代替燃料プール

先行 BWR との整合

注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイは，スロッシング又は使柏崎は常設スプレイヘッダに用済燃料プールからの大量の水の漏えい等により使用済燃料プール付近の線量率が上昇した場

より注水及びスプレイを行う

合でも，被ばく低減の観点から原子炉建屋原子炉棟の外で操作可能な設計とする。

が，東二は，注水は注水ライン

使用済燃料プールの冷却に使用する代替燃料プール冷却系ポンプ及び代替燃料プール冷却系
熱交換器は，原子炉建屋原子炉棟内に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計

で、スプレイは、スプレイヘッ
ダで実施する。

とする。
緊急用海水ポンプは，緊急用海水ポンプピット内に設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。
代替燃料プール冷却系ポンプ及び緊急用海水ポンプは，中央制御室から操作が可能な設計とする。
緊急用海水ポンプ及び代替燃料プール冷却系熱交換器は，使用時に海水を通水するため耐腐
食性材料を使用する。また，緊急用海水ポンプにより，海水を送水する系統への異物の流入防止を考慮した設計とする。
使用済燃料ピット水位（SA）及び使用済燃料ピット温度（SA）の計測装置は、原子炉周辺建

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）及び使用済燃料プ

屋内に設置し、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。使用済燃料ピットの水ールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）は，原子炉建屋原子炉棟内に設置し，重大事

位が異常に低下する事故時に使用する設備であるため、その環境条件を考慮した設計とする。

故等時における環境条件を考慮した設計とする。使用済燃料プールの水位が異常に低下する事
故時に使用する設備であるため，その環境条件を考慮した設計とする。

使用済燃料ピット状態監視カメラは、原子炉周辺建屋内に設置し、重大事故等時における環

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）のうち使用境条件を考慮した設計とする。使用済燃料ピットの水位が異常に低下する事故時に使用する設済燃料プール監視カメラは，原子炉建屋原子炉棟内に設置し，重大事故等時における環境条件

備であるため、その環境を考慮して空気を供給し冷却することで耐環境性向上を図る設計とすを考慮した設計とする。使用済燃料プールの水位が異常に低下する事故時に使用する設備である。

るため，その環境を考慮して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）のうち使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置を設置し，耐環境性向上を図る
設計とする。
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）のうち使用

PWR は可搬設備による対応。

済燃料プール監視カメラ用空冷装置は，原子炉建屋付属棟に設置し，その機能を期待される重（東二は常設のみ）

大事故等時における原子炉建屋原子炉棟外及びその他の建屋内の環境条件を考慮した設計とす（監視対象としては同様）る。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）のうち使

17

玄海原子力発電所／東海第二発電所
玄海原子力発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５４条 】
３／４号炉

東海第二発電所
用済燃料プール監視カメラ用空冷装置は，中央制御室から操作が可能な設計とする。

使用済燃料ピット水位（広域）の計測装置は、原子炉補助建屋及び原子炉周辺建屋内に保管及び設置し、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。使用済燃料ピットの水位が異常に低下する事故時に使用する設備であるため、その環境条件を考慮した設計とする。操作は設置場所で可能な設計とする。
使用済燃料ピット周辺線量率（低レンジ）の計測装置は、原子炉補助建屋及び４号炉の原子
炉周辺建屋内に保管するとともに、３号炉の重大事故等時は３号炉の原子炉周辺建屋内に設置
し、４号炉の重大事故等時は４号炉の原子炉周辺建屋内に設置するため、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。使用済燃料ピットの水位が異常に低下する事故時に使用する設備であるため、その環境を考慮して空気を供給し冷却することで耐環境性向上を図る設計とする。操作は設置場所で可能な設計とする。
使用済燃料ピット周辺線量率（中間レンジ）及び使用済燃料ピット周辺線量率（高レンジ）の計測装置は、原子炉補助建屋及び４号炉の原子炉周辺建屋内に保管するとともに、３号炉の重大事故等時は３号炉の原子炉周辺建屋内に設置し、４号炉の重大事故等時は４号炉の原子炉
周辺建屋内に設置するため、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。使用済燃料ピットの水位が異常に低下する事故時に使用する設備であるため、その環境条件を考慮した設計とする。操作は設置場所で可能な設計とする。
4.3.2.5 操作性の確保

4.3.2.5 操作性の確保

基本方針については、「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

使用済燃料ピット補給用水中ポンプ、水中ポンプ用発電機及び中間受槽を使用した使用済燃

常設低圧代替注水系ポンプによる使用済燃料プール注水及び使用済燃料プールスプレイを行料ピット補給用水中ポンプによる使用済燃料ピットへの注水を行う系統は、重大事故等が発生う系統は，重大事故等時において，通常待機時の系統から弁の操作にて速やかに系統構成が可した場合でも、通常時の系統から弁操作等にて速やかに切替えできる設計とする。

能な設計とする。

使用済燃料ピット補給用水中ポンプ及び中間受槽は、車両等により運搬ができる設計とするとともに、設置場所にて固縛等により固定できる設計とする。

常設低圧代替注水系ポンプは，中央制御室の操作盤のスイッチにより操作が可能な設計とする。

使用済燃料ピット補給用水中ポンプと可搬型ホースの接続は、簡便な接続規格による接続と可搬型代替注水中型ポンプ及び西側淡水貯水設備を使用する使用済燃料プール注水を行う系

し、確実に接続できる設計とする。可搬型ホースと注水配管との接続はフランジ接続とし、接統は，重大事故等時において，通常待機時の隔離又は分離された状態から弁の操作や接続によ

続規格を統一することにより、一般的に使用される工具を用いて確実に接続できる設計とす

り速やかに系統構成が可能な設計とする。

る。接続口は、３号炉及び４号炉とも同一形状の設計とする。
中間受槽は、一般的に使用される工具を用いて確実に組み立てられる設計とする。
水中ポンプ用発電機は、車両等により運搬ができる設計とするとともに、車輪止めを積載し、設置場所にて固定できる設計とする。
使用済燃料ピット補給用水中ポンプと水中ポンプ用発電機の電源ケーブルの接続は、コネク
タ接続とし、確実に接続できる設計とする。水中ポンプ用発電機は、付属の操作スイッチにより現場での操作が可能な設計とする。
可搬型ディーゼル注入ポンプ、中間受槽及び使用済燃料ピットスプレイヘッダを使用した使可搬型代替注水中型ポンプは，車両として屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて輪止めにより固定が可能な設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプと高所東側接続口，高所西側接続口，原子炉建屋東側接続口及び原
子炉建屋西側接続口の接続は，一般的に使用される工具を用いて接続可能なフランジ接続により確実に接続可能な設計とする。ホースの接続については，接続方式及びホース口径の統一により確実に接続可能な設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプは，ポンプ付属のスイッチにより設置場所での操作が可能な設計
とする。

18

備考

玄海原子力発電所／東海第二発電所
玄海原子力発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５４条 】
３／４号炉

用済燃料ピットへのスプレイを行う系統は、設計基準対象施設と兼用せず、他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。
可搬型ディーゼル注入ポンプは、車両として移動可能な設計とするとともに、車輪止めを積載し、設置場所にて固定が可能な設計とする。
使用済燃料ピットスプレイヘッダは、車両等により運搬ができる設計とするとともに、設置場所にてアウトリガにより固定が可能な設計とする。

東海第二発電所
可搬型代替注水大型ポンプ及び代替淡水貯槽を使用する使用済燃料プール注水及び使用済燃料プールスプレイを行う系統は，重大事故等時において，通常待機時の隔離又は分離された状態から弁の操作や接続により速やかに系統構成が可能な設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，車両として屋外のアクセスルートを通行してアクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて輪止め又は車両転倒防止装置により固定が可能な設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプと高所東側接続口，高所西側接続口，原子炉建屋東側接続口及び原

可搬型ディーゼル注入ポンプ及び使用済燃料ピットスプレイヘッダの接続は、フランジ及び子炉建屋西側接続口の接続は，一般的に使用される工具を用いて接続可能なフランジ接続により簡便な接続規格による接続とし、一般的に使用される工具を用いて可搬型ホースを確実に接続

確実に接続が可能な設計とする。ホースの接続については，接続方式及びホース口径の統一によできる設計とする。可搬型ディーゼル注入ポンプは、付属の操作スイッチにより現場での操作

り確実に接続が可能な設計とする。

が可能な設計とする。
移動式大容量ポンプ車及び放水砲を使用した燃料取扱棟（使用済燃料ピット内燃料体等）への放水を行う系統は、設計基準対象施設と兼用せず、他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。
移動式大容量ポンプ車は、車両として移動可能な設計とするとともに、車輪止めを積載し、設置場所にて固定が可能な設計とする。放水砲は、車両等により運搬が可能な設計とするとと備考

可搬型代替注水大型ポンプは，ポンプ付属のスイッチにより設置場所での操作が可能な設計とする。
代替燃料プール冷却系ポンプ及び代替燃料プール冷却系熱交換器並びに緊急用海水ポンプによる使用済燃料プールの冷却を行う系統は，重大事故等時において，通常待機時の系統から弁の操作にて速やかに系統構成が可能な設計とする。代替燃料プール冷却系ポンプ及び緊急用海
水ポンプは，中央制御室の操作盤のスイッチにより操作が可能な設計とする。

もに、設置場所にてアウトリガにより固定できる設計とする。
移動式大容量ポンプ車と放水砲の接続は、嵌合構造により可搬型ホースを確実に接続できる設計とする。移動式大容量ポンプ車は、付属の操作スイッチにより現場での操作が可能な設計とする。
使用済燃料ピット水位(SA)、使用済燃料ピット温度(SA)、使用済燃料ピット状態監視カメラ

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），使用済燃料プーを使用した常設設備による使用済燃料ピットの状態監視を行う系統は、設計基準対象施設と兼ルエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）及び使用済燃料プール監視カメラ（使用済燃料

用せず、他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。

プール監視カメラ用空冷装置を含む）を使用した使用済燃料プールの状態監視を行う系統は，PWR は可搬対応

他の系統と切替えることなく使用が可能な設計とする。
PWR は可搬設備による対応。

使用済燃料ピット水位(広域)（使用済燃料ピット監視装置用空気供給システム含む）及び使

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）のうち使用用済燃料ピット周辺線量率（低レンジ）を使用した可搬型設備による使用済燃料ピットの状態

済燃料プール監視カメラ用空冷装置は，重大事故等時においても中央制御室の制御盤のスイッ（東二は常設のみ）監視を行う系統は、重大事故等が発生した場合でも、通常時の系統から弁操作等にて速やかにチにより弁操作及び起動操作が可能な設計とする。

（監視対象としては同様）

切替えできる設計とする。
使用済燃料ピット水位（広域）の計測装置のうち可搬型ホース及びエアパージセットは、人力により運搬が可能な設計とする。
使用済燃料ピット水位（広域）の計測装置のうちエアパージセットの取付架台への取付けは、取付金具を用いて確実に取付けできる設計とする。また、計測用の空気配管とエアパージ
セット及び差圧式水位検出器と可搬型ホースの接続は、簡便な接続規格による接続とし、確実に接続できる設計とする。
使用済燃料ピット監視装置用空気供給システムは、車両等により運搬ができる設計とするとともに、設置場所にて車輪止めにより固定できる設計とする。
使用済燃料ピット監視装置用空気供給システムと使用済燃料ピット水位（広域）の計測装

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玄海原子力発電所／東海第二発電所
玄海原子力発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５４条 】
３／４号炉

東海第二発電所

置、使用済燃料ピット周辺線量率（低レンジ）の計測装置及び使用済燃料ピット状態監視カメ
ラを接続している計測用の空気配管は、簡便な接続規格による接続とし、確実に接続できる設計とする。接続口は、３号炉及び４号炉とも同一規格の設計とする。使用済燃料ピット監視装
置用空気供給システムは、付属の操作スイッチにより設置場所での操作が可能な設計とする。
使用済燃料ピット周辺線量率（低レンジ）の計測装置等は、人力により運搬が可能な設計とする。
使用済燃料ピット周辺線量率（低レンジ）の計測装置等の取付架台への取付けは、取付金具を用いて確実に取付けできる設計とする。使用済燃料ピット周辺線量率（低レンジ）の計測装
置等の計装ケーブル及び電源ケーブルの接続はコネクタ接続とし、接続規格を統一することにより、確実に接続できる設計とする。接続口は、３号炉及び４号炉とも同一規格の設計とする。使用済燃料ピット周辺線量率（低レンジ）の計測装置等は、付属の操作スイッチにより設
置場所での操作が可能な設計とする。
使用済燃料ピット周辺線量率（中間レンジ）及び使用済燃料ピット周辺線量率（高レンジ）を使用した可搬型設備による使用済燃料ピットの状態監視を行う系統は、設計基準対象施設と兼用せず、他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。
使用済燃料ピット周辺線量率（中間レンジ）及び使用済燃料ピット周辺線量率（高レンジ）の計測装置等は、人力により運搬が可能な設計とする。
使用済燃料ピット周辺線量率（中間レンジ）及び使用済燃料ピット周辺線量率（高レンジ）の計測装置等の取付架台への取付けは、取付金具を用いて確実に取付けできる設計とする。使
用済燃料ピット周辺線量率（中間レンジ）及び使用済燃料ピット周辺線量率（高レンジ）の計測装置等の計装ケーブル及び電源ケーブルの接続はコネクタ接続とし、接続規格を統一することにより、確実に接続できる設計とする。接続口は、３号炉及び４号炉とも同一規格の設計とする。使用済燃料ピット周辺線量率（中間レンジ）及び使用済燃料ピット周辺線量率（高レンジ）の計測装置等は、付属の操作スイッチにより設置場所での操作が可能な設計とする。

4.3.3 主要設備及び仕様
使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備の主要設備及び仕様を第 4.3.1 表及び第 4.3.2 表に示す。

4.3.4 試験検査

4.3.3 主要設備及び仕様
使用済燃料燃料貯蔵槽の冷却等のための設備の主要設備及び仕様を第 4.3－1 表及び第 4.3－2
表に示す。

4.3.4 試験検査

基本方針については、「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

使用済燃料ピット補給用水中ポンプによる使用済燃料ピットへの注水に使用する使用済燃料

使用済燃料プール注水及び使用済燃料プールスプレイに使用する常設低圧代替注水系ポンプ

ピット補給用水中ポンプ、水中ポンプ用発電機及び中間受槽は、他系統と独立した試験系統には，原子炉の運転中又は停止中に他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有より機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。

無の確認が可能な設計とする。

20

備考玄海原子力発電所／東海第二発電所
玄海原子力発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５４条 】
３／４号炉

使用済燃料ピット補給用水中ポンプ及び水中ポンプ用発電機は、分解又は取替が可能な設計とする。

東海第二発電所
常設低圧代替注水系ポンプは，原子炉の停止中に分解が可能な設計とする。
使用済燃料プール注水に使用する可搬型代替注水中型ポンプは，原子炉の運転中又は停止中

中間受槽は、組立て及び水張りが可能な設計とする。

に他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。

使用済燃料ピットへのスプレイに使用する可搬型ディーゼル注入ポンプ、中間受槽及び使用

使用済燃料プール注水及び使用済燃料プールスプレイに使用する可搬型代替注水大型ポンプ

済燃料ピットスプレイヘッダは、他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有は，原子炉の運転中又は停止中に他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有

無の確認が可能な設計とする。

無の確認が可能な設計とする。

可搬型ディーゼル注入ポンプは、ポンプの分解又は取替が可能な設計とする。また、車両として運転状態の確認及び外観の確認が可能な設計とする。
使用済燃料ピットスプレイヘッダは、外観の確認が可能な設計とする。
燃料取扱棟（使用済燃料ピット内燃料体等）への放水に使用する移動式大容量ポンプ車及び可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，原子炉の運転中又は停止中にポンプの分解又は取替が可能な設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，原子炉の運転中又は停止中に車両として運転状態の確認及び外観の確認が可能な設計とする。

放水砲は、他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計
使用済燃料プール注水及び使用済燃料プールスプレイに使用する可搬型スプレイノズル及びとする。
移動式大容量ポンプ車は、ポンプの分解又は取替が可能な設計とする。また、車両として運転状態の確認及び外観の確認が可能な設計とする。

常設スプレイヘッダは，原子炉の運転中又は停止中に独立して機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とするとともに，外観の確認が可能な設計とする。

放水砲は、外観の確認が可能な設計とする。
使用済燃料プールの冷却に使用する代替燃料プール冷却系ポンプ及び，代替燃料プール冷却
系熱交換器及び緊急用海水ポンプは，原子炉の運転中又は停止中に試験系統により機能・性能
及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
代替燃料プール冷却系ポンプ，代替燃料プール冷却系熱交換器及び緊急用海水ポンプは，原常設設備による使用済燃料ピットの状態監視に使用する使用済燃料ピット水位（SA）及び使用済燃料ピット温度（SA）の計測装置並びに使用済燃料ピット状態監視カメラは、模擬入力による機能・性能の確認（特性の確認）及び校正ができる設計とする。
可搬型設備による使用済燃料ピットの状態監視に使用する使用済燃料ピット水位（広域）、使
用済燃料ピット周辺線量率（低レンジ）、使用済燃料ピット周辺線量率（中間レンジ）及び使用
済燃料ピット周辺線量率（高レンジ）の計測装置は、模擬入力による機能・性能の確認（特性子炉の運転中又は停止中に分解及び外観の確認が可能な設計とする。
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）及び使用済燃料プ
ールエリア放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）は，原子炉の運転中又は停止中に模擬入力による機能・性能の確認（特性の確認）及び校正が可能な設計とする。
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）は，原子炉の運転中又は停止中に機能・性能の確認が可能な設計とする。

の確認）及び校正ができる設計とする。
可搬型設備による使用済燃料ピットの状態監視に使用する使用済燃料ピット監視装置用空気供給システムは機能・性能の確認が可能な設計とする。
第4.3.1表 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備（常設）の設備仕様(1) 使用済燃料ピット水位（SA）

第 4.3－1 表 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備（常設）の設備仕様(1) 常設低圧代替注水系ポンプ

電波式水位検出器兼用する設備は以下のとおり。

計測範囲

EL.＋3.21m～EL.＋11.30m

・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

個

2・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

種

類
数

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備(2) 使用済燃料ピット温度（SA）

・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備

21

備考玄海原子力発電所／東海第二発電所
玄海原子力発電所
種

類

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５４条 】
３／４号炉

東海第二発電所

測温抵抗体

型

式

ターボ形

計測範囲

0～100℃

個

数

2

個

2

容

量

約 200m３／h／個

程

約 200m数

全(3) 使用済燃料ピット状態監視カメラ

揚最高使用圧力3.14MPa[gage]

種

類

赤外線カメラ最高使用温度

66℃

個

数

2

本 体 材 料炭素鋼

(2) 西側淡水貯水設備
兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備
・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・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
個

数

1

容

量

約 5,000m３

最高使用圧力静水頭

最高使用温度

66℃

種

鉄筋コンクリート貯槽類(3) 代替淡水貯槽兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備
・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・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
個

数

1

容

量

約 5,000m３

22

備考

玄海原子力発電所／東海第二発電所
玄海原子力発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５４条 】
３／４号炉

東海第二発電所
最高使用圧力静水頭

最高使用温度

66℃

種

鉄筋コンクリート貯槽類(4) 常設スプレイヘッダ
個数

1(5) 使用済燃料プール監視設備
ａ．使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）
個

数

水位：1
温度：1（検出点 2 箇所）

計 測 範 囲水位：EL.35,077mm～46,577mm
温度：0℃～120℃

種

類

水位：ガイドパルス式
温度：測温抵抗体ｂ．使用済燃料プール温度（ＳＡ）個

数

1（検出点 8 箇所）

計 測 範 囲0℃～120℃

種

熱電対類

ｃ．使用済燃料プールエリア放射線モニタ（高レンジ）個

数1

計 測 範 囲10－２Sv／h～10５Sv／h

種

イオンチェンバ類

ｄ．使用済燃料プールエリア放射線モニタ（低レンジ）
個数1

計 測 範 囲10－３mSv／h～10４mSv／h

種

イオンチェンバ類

ｅ．使用済燃料プール監視カメラ
個

数

1

種

類

赤外線カメラ(6) 代替燃料プール冷却系ポンプ

23

備考玄海原子力発電所／東海第二発電所
玄海原子力発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５４条 】
３／４号炉

東海第二発電所
型

式

うず巻形

個

数

1

容

量

約 124m３／h

程

約 40m

全

(7)

揚

最高使用圧力

0.98MPa[gage]

最高使用温度

80℃

材

炭素鋼

料

代替燃料プール冷却系熱交換器
型

式

プレート式

個

数

1

伝 熱 容 量

約 2.31MW

最高使用圧力
一次側

0.98MPa[gage]

二次側0.98 MPa[gage]

最高使用温度
一次側

80℃

二次側

66℃

材

料
側 板

炭素鋼

伝熱板

ステンレス鋼(8) 緊急用海水ポンプ兼用する設備は以下のとおり。
・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・原子炉格納容器内の冷却等のための設備
・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
第4.3.2表 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備（可搬型）の設備仕様(1) 使用済燃料ピット補給用水中ポンプ（３号及び４号炉共用）・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
型

式

ターボ形

型

式

うず巻式

個

数

2

台

数

4（予備2）

容量

約 844m３／h／個

容量約30m３／h（１台当たり）

全程

約 130m

揚程

約28m

最高使用圧力2.45MPa[gage]

最高使用温度

38℃

揚

24

備考

玄海原子力発電所／東海第二発電所
玄海原子力発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５４条 】
３／４号炉(2) 水中ポンプ用発電機（３号及び４号炉共用）

東海第二発電所
本 体 材 料ステンレス鋼兼用する設備は以下のとおり。
・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
台

数

10＊１

容

量

約100kVA（１台当たり）＊１ 保有台数を示す。必要台数は４台（予備２台）とする。

第 4.3－2 表(3) 中間受槽（３号及び４号炉共用）

使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備（可搬型）の設備仕様(1) 可搬型代替注水中型ポンプ兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

・発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

型

式

組立式水槽

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

個

数

4（予備1）

・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

量

３

約50m （１個当たり）・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備

最高使用圧力大気圧・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

最高使用温度40℃

容(4) 可搬型ディーゼル注入ポンプ（３号及び４号炉共用）

型

式

うず巻形

個

数

4（予備 1）

容量

約 210m３／h／個

程

約 100m

兼用する設備は以下のとおり。

全揚・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備

最高使用圧力1.4MPa[gage]

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

最高使用温度

60℃

・発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備
型
台

式
数

うず巻式
ディフューザ式

兼用する設備は以下のとおり。

2＊２

・原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備

＊２

4
容

量

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

約150m３／h（１台当たり）
３揚程(2) 可搬型代替注水大型ポンプ

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

約150m ／h（１台当たり）

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

約470m

・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備

約300m

・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

25

備考玄海原子力発電所／東海第二発電所
玄海原子力発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５４条 】
３／４号炉＊２ 保有台数を示す。組み合わせて必要台数は４台（予備２台）とする。

東海第二発電所
・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
型

式

うず巻形

個

数

2（予備 2※1）

兼用する設備は以下のとおり。

容量

約 1,320m３／h／個・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備

全程

約 140m

・発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備

最高使用圧力1.4MPa[gage]

最高使用温度60℃(5) 使用済燃料ピットスプレイヘッダ（３号及び４号炉共用）基

数

4（予備1）

揚※1「可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）」と兼用(6) 移動式大容量ポンプ車（３号及び４号炉共用）(3) 可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）

兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備

・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

・発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備

型

式

うず巻形

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

個

数

1（予備 2※１）

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

容量

約 1,380m３／h

・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

全程

約 135m

・発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備

最高使用圧力1.4MPa[gage]・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

最高使用温度

60℃

型

式

揚

※1「可搬型代替注水大型ポンプ」と兼用

うず巻式
＊３

台

数

4

容

量

約1,320m３／h（１台当たり）

揚

程

約140m

(4) 可搬型スプレイノズル個

数6（予備 1）＊３ 保有台数を示す。必要台数は１台（予備１台）とする。
(5) 放水砲(7) 放水砲（３号及び４号炉共用）兼用する設備は以下のとおり。

兼用する設備は以下のとおり。

・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備

・発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備

・発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備

個

数

・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
型

式

移動式ノズル台数2(8) 使用済燃料ピット水位（広域）＊４
種類

差圧式水位検出器（バブラ式）

26

1（予備 1）

備考玄海原子力発電所／東海第二発電所
玄海原子力発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５４条 】
３／４号炉

計測範囲

EL.－0.95m～EL.＋11.30m

個

4＊５ ＊６

数

東海第二発電所＊４ 使用済燃料ピット監視装置用空気供給システム含む＊５ 可搬型ホースの必要数は４個（予備１個）、エアパージセットの必要数は５個（予備１個）とする。
＊６ 使用済燃料ピット監視装置用空気供給システムの必要数は３号
炉及び４号炉共用で２個（予備２個）とする。
(9) 使用済燃料ピット周辺線量率（低レンジ）（３号及び４号炉共用）兼用する設備は以下のとおり。
・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
・放射線管理設備（重大事故等時）
種類

半導体式検出器

計測範囲0.001～99.99mSv／h

個2（予備2）

数(10) 使用済燃料ピット周辺線量率（中間レンジ）（３号及び４号炉共用）兼用する設備は以下のとおり。
・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
・放射線管理設備（重大事故等時）
種類

電離箱式検出器

計測範囲

0.1～10４mSv／h

個

2（予備1）＊７数＊７ 検出器の数を示す。計測装置の必要数は２個（予備２個）とする。
(11) 使用済燃料ピット周辺線量率（高レンジ）（３号及び４号炉共用）兼用する設備は以下のとおり。
・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
・放射線管理設備（重大事故等時）
種類

電離箱式検出器

計測範囲

10３～10８mSv／h

個

2（予備1）＊８数

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応＊８ 検出器の数を示す。計測装置の必要数は２個（予備２個）とす
る。

27

備考

玄海原子力発電所／東海第二発電所
玄海原子力発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５４条 】
３／４号炉

東海第二発電所

第 4.3－1 図 使用済燃料燃料貯蔵槽の冷却等のための設備の系統概要図(1)（常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プ
ール注水）

28

備考

玄海原子力発電所／東海第二発電所
玄海原子力発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５４条 】
３／４号炉

東海第二発電所

第 4.3－2 図 使用済燃料燃料貯蔵槽の冷却等のための設備の系統概要図(2)（可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水）

29

備考玄海原子力発電所／東海第二発電所
玄海原子力発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５４条 】
３／４号炉

東海第二発電所

第 4.3－3 図 使用済燃料燃料貯蔵槽の冷却等のための設備の系統概要図(3)（常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ）

30

備考玄海原子力発電所／東海第二発電所
玄海原子力発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５４条 】
３／４号炉

東海第二発電所

第 4.3－4 図 使用済燃料燃料貯蔵槽の冷却等のための設備の系統概要図(4)（可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ）

31

備考玄海原子力発電所／東海第二発電所
玄海原子力発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５４条 】
３／４号炉

東海第二発電所

第 4.3－5 図 使用済燃料燃料貯蔵槽の冷却等のための設備の系統概要図(5)（可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイ）

32

備考玄海原子力発電所／東海第二発電所
玄海原子力発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５４条 】
３／４号炉

東海第二発電所

33

備考玄海原子力発電所／東海第二発電所
玄海原子力発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５４条 】
３／４号炉

東海第二発電所

第 4.3－6 図 使用済燃料燃料貯蔵槽の冷却等のための設備の系統概要図(6)（代替燃料プール冷却系による使用済燃料プール冷却）

34

備考玄海原子力発電所／東海第二発電所
玄海原子力発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５４条 】
３／４号炉

東海第二発電所

原子炉建屋付属棟

備考

原子炉建屋原子炉棟

④

冷却器

③

高レンジ

低レ ンジ

①

②

使用済燃料ラック

使用済燃料プール⑤

MO
コンプレッサー

除 湿器①使用済燃料プール水位・温度(SA 広域)②使用済燃料プール温度(SA)③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)④使用済燃料プール監視カメラ⑤使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置

第 4.3－7 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備の系統概要図（7）
使用済燃料プール監視設備

35

玄海原子力発電所／東海第二発電所
玄海原子力発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５４条 】
３／４号炉

東海第二発電所

36

備考玄海原子力発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５５条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

9.10 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備

9.11 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備

9.10.1 概要

9.11.1 概炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は使用済燃料ピット内の燃料体等の著しい損傷

備考

要

炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷 「等」は、制御棒、炉内核計装に至った場合において発電所外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な重大事故等対処設に至った場合において，発電所外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な重大事故等対処設 設備名称の相違

備を保管する。

備を保管する。

発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備の概略系統図を第 9.10.1 図から第 9.10.3

発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備の系統概要図を第 9.11－1 図から第 9.11 ＤＢ設備をＳＡ設備と使用するものはなし

図に示す。

－3 図に示す。

9.10.2 設計方針

9.11.2 設計方針

（1）炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損時に用いる設備(1) 炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損

a. 大気への拡散抑制（a）移動式大容量ポンプ車及び放水砲による大気への拡散抑制
発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備のうち、炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損に至った場合における発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備として以下の放水設備（移動式大容量ポンプ車及び放水砲による大気への拡散抑制）を設ける。

PWR とBWR の放水先の違いによる章立て構成

傷時に用いる設備の相違

ａ．大気への放射性物質の拡散抑制

PWR（玄海）：原子炉格納容器、アニュラス(a) 可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制部、使用済燃料ピット：原子炉建屋
発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備のうち，炉心の著しい損傷及び原 BWR（東二、柏崎）
子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷に至った場合における発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備として放水設備（大気への放射性物質の拡散抑制）を設ける。

放水設備（移動式大容量ポンプ車及び放水砲による大気への拡散抑制）として、移動式大容量ポ
ンプ車、放水砲、燃料油貯蔵タンク及びタンクローリを使用する。

放水設備（大気への放射性物質の拡散抑制）として，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），
放水砲，可搬型設備用軽油タンク及びタンクローリを使用する。

放水砲を、可搬型ホースにより海を水源とする移動式大容量ポンプ車と接続し、原子炉格納容器
及び原子炉周辺建屋のうちアニュラス部へ放水できる設計とする。
移動式大容量ポンプ車及び放水砲は、設置場所を任意に設定でき、複数の方向から原子炉格納容器及び原子炉周辺建屋のうちアニュラス部に向けて放水できる設計とする。
移動式大容量ポンプ車の燃料は、燃料油貯蔵タンクよりタンクローリを用いて補給できる設計とする。
具体的な設備は、以下のとおりとする。

放水砲を，ホースにより海を水源とする可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）と接続し，原子炉建屋原子炉棟屋上へ放水が可能な設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲は，設置場所を任意に設定でき，複数の方向から原子炉建屋原子炉棟屋上に向けて放水が可能な設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）の燃料は，可搬型設備用軽油タンクよりタンクロー
リを用いて給油が可能な設計とする。

・移動式大容量ポンプ車（３号及び４号炉共用）

具体的な設備は，以下のとおりとする。

・放水砲（３号及び４号炉共用）

・可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）

・燃料油貯蔵タンク（重大事故等時のみ３号及び４号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・放水砲

・タンクローリ（３号及び４号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・可搬型設備用軽油タンク（10.2 代替電源設備）

その他、設計基準事故対処設備である非常用取水設備の取水口、取水管路及び取水ピットを重大・タンクローリ（10.2 代替電源設備）

事故等対処設備として使用する。

その他，設計基準事故対処設備である非常用取水設備のＳＡ用海水ピット取水塔，海水引込み管及びＳＡ用海水ピットを重大事故等対処設備として使用する。

1／16

玄海原子力発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５５条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉
b. 海洋への拡散抑制

東海第二発電所

備考

ｂ．海洋への放射性物質の拡散抑制

発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備のうち、炉心の著しい損傷及び原子炉格納発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備のうち，炉心の著しい損傷及び原子炉容器の破損に至った場合において、海洋への放射性物質の拡散を抑制する設備として以下の重大事

格納容器の破損又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷に至った場合において，海洋故等対処設備（海洋への拡散抑制）を設ける。

への放射性物質の拡散を抑制する設備として重大事故等対処設備（海洋への放射性物質の拡散抑制）を設ける。
放水開始前に対応可能な対応をＳＡ対応と放水砲による放水を実施した場合の重大事故等対処設備（海洋への拡散抑制）として、放射性物
質吸着剤、シルトフェンス及び小型船舶を使用する。

放水砲による放水を実施した場合の重大事故等対処設備（海洋への放射性物質の拡散抑制） するが，東二は汚濁防止膜設置個所が構内として，汚濁防止膜を使用する。

の雨水排水集水桝及び放水口であり放水開始前に設置可能であることから，汚濁防止

放射性物質吸着剤は、雨水排水路に流入した汚染水が通過することにより放射性物質を吸着でき膜をＳＡ設備とする。
（玄海は、放水開始前

るよう、３号炉及び４号炉の取水口側雨水排水処理槽及び放水口側雨水排水処理槽並びに吐口水槽の対応として放射性物質吸着剤をＳＡとし及び八田浦雨水枡の計４箇所に、網目状の袋又はかごに軽石状の放射性物質吸着剤を詰めたものをて採用している。また、シルトフェンス設設置できる設計とする。

置箇所が外海のため小型船舶にて設置する

シルトフェンスは、汚染水が発電所から海洋に流出する６箇所（３号炉及び４号炉の取水口側雨水排水処理槽放水箇所付近、放水口側雨水排水処理槽放水箇所付近、放水ピット及び取水ピット並）
汚濁防止膜は，汚染水が発電所から海洋に流出するまでに通る排水路に設置された雨水排水 こととしている。
路集水桝 9 箇所及び放水路 3 箇所の計 12 箇所に設置が可能な設計とする。

びに吐口水槽放水箇所付近及び八田浦雨水枡放水箇所付近）に設置することとし、３号炉及び４号
炉の取水口側雨水排水処理槽放水箇所付近及び放水口側雨水排水処理槽放水箇所付近並びに吐口
水槽放水箇所付近及び八田浦雨水枡放水箇所付近については、小型船舶により設置できる設計とする。
具体的な設備は、以下のとおりとする。

具体的な設備は，以下のとおりとする。

・放射性物質吸着剤（３号及び４号炉共用）・汚濁防止膜・シルトフェンス（３号及び４号炉共用）
・小型船舶（３号及び４号炉共用）（2）使用済燃料ピット内燃料体等の著しい損傷時に用いる設備
a. 大気への拡散抑制
発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備のうち、使用済燃料ピット内の燃料体等の著しい損傷に至った場合における発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備として以下の放水設備（可搬型ディーゼル注入ポンプを用いた使用済燃料ピットスプレイヘッダによる使用
済燃料ピットへのスプレイ並びに移動式大容量ポンプ車及び放水砲による大気への拡散抑制）を設ける。
玄海は使用済燃料プールが燃料取扱棟にあ（a）可搬型ディーゼル注入ポンプを用いた使用済燃料ピットスプレイヘッダによる使用済燃料ピッるため、使用済燃料ピットスプレイヘッダ

トへのスプレイによる対応を採用しているが、東二は、先放水設備（可搬型ディーゼル注入ポンプを用いた使用済燃料ピットスプレイヘッダによる使用済

行ＢＷＲと同様原子炉建屋原子炉棟に使用

燃料ピットへのスプレイ）として、可搬型ディーゼル注入ポンプ、使用済燃料ピットスプレイヘッ

済燃料プールがあるため、可搬型代替注水

ダ、中間受槽、燃料油貯蔵タンク及びタンクローリを使用する。

大型ポンプ（放水用）の対応が使用済燃料

2／16

玄海原子力発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５５条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉
使用済燃料ピットスプレイヘッダを、可搬型ホースにより中間受槽を水源とする可搬型ディーゼ

東海第二発電所

備考
プールへの放水を兼ねる。

ル注入ポンプと接続し、使用済燃料ピットへスプレイを行う設計とする。
可搬型ディーゼル注入ポンプの燃料は、燃料油貯蔵タンクよりタンクローリを用いて補給できる設計とする。
具体的な設備は、以下のとおりとする。
・可搬型ディーゼル注入ポンプ（３号及び４号炉共用）・使用済燃料ピットスプレイヘッダ（３号及び４号炉共用）・中間受槽（３号及び４号炉共用）
・燃料油貯蔵タンク（重大事故等時のみ３号及び４号炉共用）（10.2 代替電源設備）
・タンクローリ（３号及び４号炉共用）（10.2 代替電源設備）（b）移動式大容量ポンプ車及び放水砲による大気への拡散抑制
放水設備（移動式大容量ポンプ車及び放水砲による大気への拡散抑制）として、移動式大容量ポ
ンプ車、放水砲、燃料油貯蔵タンク及びタンクローリを使用する。
放水砲を、可搬型ホースにより海を水源とする移動式大容量ポンプ車と接続し、原子炉周辺建屋

使用済燃料プールの設置位置の相違（先行ＢＷＲと同様）のうち燃料取扱棟へ放水できる設計とする。移動式大容量ポンプ車及び放水砲は、設置場所を任意に設定でき、複数の方向から原子炉周辺建屋のうち燃料取扱棟に向けて放水できる設計とする。
移動式大容量ポンプ車の燃料は、燃料油貯蔵タンクよりタンクローリを用いて補給できる設計とする。
具体的な設備は、以下のとおりとする。
・移動式大容量ポンプ車（３号及び４号炉共用）・放水砲（３号及び４号炉共用）
・燃料油貯蔵タンク（重大事故等時のみ３号及び４号炉共用）（10.2 代替電源設備）
・タンクローリ（３号及び４号炉共用）（10.2 代替電源設備）
その他、設計基準事故対処設備である非常用取水設備の取水口、取水管路及び取水ピットを重大事故等対処設備として使用する。
b. 海洋への拡散抑制
発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備のうち、使用済燃料ピット内の燃料体等の著しい損傷に至った場合において、海洋への放射性物質の拡散を抑制する設備として以下の重大事
故等対処設備（海洋への拡散抑制）を設ける。
放水砲による放水を実施した場合の重大事故等対処設備（海洋への拡散抑制）は、「9.10.2（1）b. 海洋への拡散抑制」と同じである。

玄海は、ポンプ車と泡混合器一体型

3／16

玄海原子力発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５５条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉（3）原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災時に用いる設備
a. 航空機燃料火災の泡消火

東海第二発電所(3) 原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災時に用いる設備
ａ．航空機燃料火災への泡消火

発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備のうち、原子炉格納容器周辺における航空

発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備のうち，原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災に対応するための設備として以下の放水設備（航空機燃料火災の泡消機衝突による航空機燃料火災に対応するための設備として放水設備（航空機燃料火災への泡消火）を設ける。

火）を設ける。

放水設備（航空機燃料火災の泡消火）として、移動式大容量ポンプ車、放水砲、燃料油貯蔵タン
ク及びタンクローリを使用する。

備考

原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災に対応するための放水設備（航空機燃料火災への泡消火）として，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲，泡混合器，
泡消火薬剤容器（大型ポンプ用），可搬型設備用軽油タンク及びタンクローリを使用する。
放水砲は，ホースにより海を水源とする可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）と接続し，泡放水砲を、可搬型ホースにより海を水源とする移動式大容量ポンプ車と接続し、泡消火薬剤と混合しながら原子炉格納容器周辺へ放水できる設計とする。
移動式大容量ポンプ車の燃料は、燃料油貯蔵タンクよりタンクローリを用いて補給できる設計とする。

消火薬剤と混合しながら原子炉建屋周辺へ放水が可能な設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）の燃料は，可搬型設備用軽油タンクよりタンクローリ
を用いて給油が可能な設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。

具体的な設備は、以下のとおりとする。

・可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）

・移動式大容量ポンプ車（３号及び４号炉共用）

・放水砲

・放水砲（３号及び４号炉共用）・泡混合器
・泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）
・可搬型設備用軽油タンク（10.2 代替電源設備）

・燃料油貯蔵タンク（重大事故等時のみ３号及び４号炉共用）（10.2 代替電源設備）

・タンクローリ（10.2 代替電源設備）

・タンクローリ（３号及び４号炉共用）（10.2 代替電源設備）
その他，設計基準事故対処設備である非常用取水設備のＳＡ用海水ピット取水塔，海水引
その他、設計基準事故対処設備である非常用取水設備の取水口、取水管路及び取水ピットを重大込み管及びＳＡ用海水ピットを重大事故等対処設備として使用する。

事故等対処設備として使用する。
「9.11.2(1)ａ．(a) 可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制」及び「9.11.2(3) ａ．航空機燃料火災への泡消火」に使用するＳＡ用
海水ピット取水塔，海水引込み管及びＳＡ用海水ピットは，設計基準事故対処設備であるとともに，重大事故等時においても使用するため，「1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針」に示す設計方針を適用する。ただし，多様性，位置的分散等を考慮すべき対象の設計基準事故対処設備はないことから，「1.1.7 重大事故等対処設備に関する基本方針」のうち多様性及び位置的分散の設計方針は適用しない。
燃料油貯蔵タンク及びタンクローリについては、「10.2 代替電源設備」にて記載する。非常用

可搬型設備用軽油タンク，タンクローリについては，「10.2 代替電源設備」に示す。

取水設備の取水口、取水管路及び取水ピットについては、「10.8 非常用取水設備 10.8.2 重大事故等時」にて記載する。

4／16

玄海原子力発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５５条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉
9.10.2.1 多様性、位置的分散

東海第二発電所
9.11.2.1 多様性，位置的分散

基本方針については、「1.1.7.1 多様性、位置的分散、悪影響防止等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

クラゲ等の海生生物からの影響に対し、移動式大容量ポンプ車は、複数の取水箇所を選定できる発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備（大気への放射性物質の拡散抑制，海洋へ設計とする。

備考の放射性物質の拡散抑制及び航空機燃料火災への泡消火）である可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲，汚濁防止膜，泡混合器及び泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）は，西側及び南側保管

先行ＢＷＲと同様に放水対象との離隔を記場所に保管することで，原子炉建屋，タービン建屋及び廃棄物処理建屋から離れた屋外に保管する。 載する。

9.10.2.2 悪影響防止

9.11.2.2 悪影響防止

基本方針については、「1.1.7.1 多様性、位置的分散、悪影響防止等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

移動式大容量ポンプ車及び放水砲による大気への拡散抑制に使用する移動式大容量ポンプ車及大気への放射性物質の拡散抑制に使用する可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲は，

び放水砲は、他の設備から独立して使用可能なことにより、他の設備に悪影響を及ぼさない設計と他の設備から独立して使用可能なことにより，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，する。また、移動式大容量ポンプ車及び放水砲は、設置場所においてアウトリガ等によって固定を可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）は，設置場所において輪留め又は車両転倒防止装置により固することで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。さらに、放水砲は、使用を想定する重大定することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

事故時において必要となる屋外の他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

放水砲は，使用を想定する重大事故等時において必要となる屋外の他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

海洋への拡散抑制に使用する放射性物質吸着剤、シルトフェンス及び小型船舶は、他の設備から独立して使用可能なことにより、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

海洋への放射性物質の拡散抑制に使用する汚濁防止膜は，他の設備から独立して使用可能なこと 放水開始前に対応可能な対応をＳＡ対応とにより，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

するが，東二は汚濁防止膜設置個所が構内

放射性物質吸着剤は、透過性を考慮した粒径とすることで、３号炉及び４号炉の取水口側雨水排の雨水排水集水桝等であり放水開始前に設

水処理槽及び放水口側雨水排水処理槽並びに吐口水槽及び八田浦雨水枡からの溢水により他の設置可能であることから，汚濁防止膜をＳＡ

備に悪影響を及ぼさない設計とする。また、仮に閉塞した場合においても、吊上げによって流路の設備とする。

確保が可能な設計とする。
使用済燃料プールの設置位置の相違（先行可搬型ディーゼル注入ポンプを用いた使用済燃料ピットスプレイヘッダによる使用済燃料ピッ

ＢＷＲと同様）トへのスプレイに使用する可搬型ディーゼル注入ポンプ、使用済燃料ピットスプレイヘッダ及び中間受槽は、他の設備から独立して使用可能なことにより、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また、可搬型ディーゼル注入ポンプ、使用済燃料ピットスプレイヘッダ及び中間受槽は、設置場所において固縛等によって固定をすることで、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
航空機燃料火災の泡消火に使用する移動式大容量ポンプ車及び放水砲は、他の設備から独立して使用可能なことにより、他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
9.10.2.3 容量等

航空機燃料火災への泡消火に使用する可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲，泡混合器
及び泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）は，他の設備から独立して使用可能なことにより，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
9.11.2.3 容 量 等

基本方針については、「1.1.7.2 容量等」に示す。

基本方針については，「1.1.7.2 容量等」に示す。

移動式大容量ポンプ車は、大気への拡散抑制又は航空機燃料火災の泡消火に対応するため、放水可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲及び泡混合器は，大気への放射性物質の拡散抑制砲による棒状放水により原子炉格納容器の最高点である頂部又は霧状放水により原子炉周辺建屋

又は航空機燃料火災への泡消火に対応するため，放水砲による直状放射により原子炉建屋原子炉棟のうちアニュラス部及び燃料取扱棟に１台で３号炉と４号炉の両方に同時に放水できるポンプ流の最高点である屋上に放水又は霧状放射により広範囲に放水できるポンプ流量を有するものを 1量を有するものを３号炉及び４号炉で１セット１台使用する。保有数は、３号炉及び４号炉で１セセット 1 個使用する。

ット１台、故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として１台の合計２台（３号及可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）の保有数は，1 セット 1 個と故障時及び保守点検による待5／16

玄海原子力発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５５条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉
び４号炉共用）を保管する。

東海第二発電所

備考

機除外時の予備として 2 個の合計 3 個を保管する。
予備については，可搬型代替注水大型ポンプと兼用する。

放水砲は、大気への拡散抑制又は航空機燃料火災の泡消火に対応するため、放水砲による棒状放
水により原子炉格納容器の最高点である頂部又は霧状放水により原子炉周辺建屋のうちアニュラ

また，放水砲及び泡混合器の保有数は，１個と故障時及び保守点検による待機除外時の予備として１個の合計２個を保管する。

ス部及び燃料取扱棟に放水できる容量を有するものを３号炉、４号炉それぞれで１セット１台使用する。保有数は、３号炉、４号炉それぞれで１セット１台の合計２台（３号及び４号炉共用）を保管する。
放射性物質吸着剤は、できる限り海洋への放射性物質の拡散を抑制するため、３号炉及び４号炉

放水開始前に対応可能な対応をＳＡ対応との取水口側雨水排水処理槽及び放水口側雨水排水処理槽並びに吐口水槽及び八田浦雨水枡の計４するが，東二は汚濁防止膜設置個所が構内箇所に、網目状の袋又はかごに軽石状の放射性物質吸着剤を詰めたものを設置する。保有数は、各の雨水排水集水桝等であり放水開始前に設設置場所に対して１式（３号及び４号炉共用）を保管する。

置可能であることから，汚濁防止膜をＳＡ設備とする。

シルトフェンスは、海洋への放射性物質の拡散を抑制するため、設置場所に応じた高さ及び幅を汚濁防止膜は，海洋への放射性物質の拡散を抑制するため，設置場所に応じた高さ及び幅を有す有する設計とする。保有数は、各設置場所に必要な幅に対して、必要な本数を２組（３号及び４号

る設計とする。必要数は，各設置場所に必要な幅に対して汚濁防止膜を二重に計 2 本設置すること

炉共用）、保守点検は目視点検であり、保守点検中でも使用可能であるため、保守点検用は考慮せとし，雨水排水路集水桝 9 箇所の設置場所に計 18 本及び放水路 3 箇所の設置場所に計 6 本の合計

ずに、故障時のバックアップ用として各設置箇所に対して１本を保管する。

24 本使用する設計とする。また，予備については保守点検は目視点検であり，保守点検中でも使用可能であるため，保守点検用は考慮せずに，破れ等の破損時の予備として各設置場所に対して 2
本の計 24 本を保管することとし，予備を含めた保有数として設置場所 12 箇所分の合計 48 本を保管する。

小型船舶は、３号炉及び４号炉の取水口側雨水排水処理槽放水箇所付近及び放水口側雨水排水処

放水開始前に対応可能な対応をＳＡ対応と理槽放水箇所付近並びに吐口水槽放水箇所付近及び八田浦雨水枡放水箇所付近へシルトフェンス

するが，東二は汚濁防止膜設置個所が構内を運搬、設置するために対応できる容量を有するものを３号炉及び４号炉で１セット１台使用すの雨水排水集水桝等であり放水開始前に設る。保有数は、３号炉及び４号炉で１セット１台、保守点検は外観点検等であり、保守点検中でも置可能であることから，汚濁防止膜をＳＡ使用可能であるため、保守点検用は考慮せずに、故障時のバックアップ用として１台の合計２台（３設備とする。

号及び４号炉共用）を保管する。
可搬型ディーゼル注入ポンプは、使用済燃料ピット全面にスプレイ又は大量の水を放水すること
により、できる限り環境への放射性物質の放出を低減するために必要なポンプ流量を有するものを

使用済燃料プールの設置位置の相違（先行ＢＷＲと同様）３号炉、４号炉それぞれで１セット１台使用する。保有数は、３号炉、４号炉それぞれで２セット２台、故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ用として２台の合計６台（３号及び４号炉共用）を保管する。
使用済燃料ピットスプレイヘッダは、使用済燃料ピット全面にスプレイすることで、できる限り環境への放射性物質の放出を低減することができるものを３号炉、４号炉それぞれで１セット２基使用する。保有数は、３号炉、４号炉それぞれで１セット２基、保守点検は目視点検であり、保守点検中でも使用可能であるため、保守点検用は考慮せずに、故障時のバックアップ用として１基の6／16

玄海原子力発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５５条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

合計５基（３号及び４号炉共用）を保管する。
中間受槽は、使用済燃料ピットスプレイとして使用する可搬型ディーゼル注入ポンプに対し、淡水又は海水を補給することにより水源を確保できる容量を有するものを３号炉、４号炉それぞれで
１セット１個使用する。保有数は、３号炉、４号炉それぞれで２セット２個、保守点検は目視点検であり、保守点検中でも使用可能であるため、保守点検用は考慮せずに、故障時のバックアップ用として１個の合計５個（３号及び４号炉共用）を保管する。
中間受槽は、上記を含む複数の機能に必要な容量を合わせた容量とすることから「9.11 重大事
故等の収束に必要となる水の供給設備」にて記載する。
泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）は，航空機燃料火災への泡消火に対応するために必要な容量の泡消火薬剤を保管できる設計とする。泡消火薬剤の保有数は，必要な容量として 5m３確保し，故障時の予備用として 5m３の計 10 m３を保管する。なお，泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）の容量は
約 1m３／個であり，確保された泡消火薬剤 5m３を 1 m３毎に分け 5 個，予備用の泡消火薬剤 5m３を 1
9.10.2.4 環境条件等

m３毎に分け 5 個の計 10 個を保管する。

基本方針については、「1.1.7.3 環境条件等」に示す。
移動式大容量ポンプ車、放水砲、放射性物質吸着剤、シルトフェンス、可搬型ディーゼル注入ポ 9.11.2.4 環境条件等
ンプ及び中間受槽は、屋外に保管及び設置し、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とす

基本方針については，「1.1.7.3 環境条件等」に示す。

る。操作は設置場所で可能な設計とする。

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲，汚濁防止膜，泡混合器及び泡消火薬剤容器（大移動式大容量ポンプ車、放水砲及び放射性物質吸着剤は、使用時に海水を通水するため、海水影
響を考慮した設計とする。
移動式大容量ポンプ車は、海から直接取水する際の異物の流入防止を考慮した設計とする。
シルトフェンスは、海に設置するため、耐腐食性材料を使用する設計とする。

型ポンプ用）は，屋外に保管及び設置し，重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。 使用時にのみ海水通水するものは、常時海操作は，設置場所で可能な設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲，汚濁防止膜及び泡混合器は，使用時に海水を通水通水と別の区分とする整理としている、（共－２類型渇区分及び適合内容）

水又は海に設置するため，海水影響を考慮した設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）は，海から直接取水する際の異物の流入防止を考慮した設 放水開始前に対応可能な対応をＳＡ対応と小型船舶は、屋外で保管及び使用し、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。ま計とする。

するが，東二は汚濁防止膜設置個所が構内た、海で使用するため、耐腐食性材料を使用する設計とする。操作は使用場所で可能な設計とする。

の雨水排水集水桝等であり放水開始前に設

使用済燃料ピットスプレイヘッダは、屋外に保管するとともに、３号炉の重大事故等時は３号炉

置可能であることから，汚濁防止膜をＳＡ設備とする。

の原子炉周辺建屋内に設置し、４号炉の重大事故等時は４号炉の原子炉周辺建屋内に設置するため、重大事故等時における環境条件を考慮した設計とする。使用済燃料ピットの水位が異常に低下する事故時に使用する設備であるため、その環境条件を考慮した設計とする。操作は設置場所で可能な設計とする。
可搬型ディーゼル注入ポンプ、使用済燃料ピットスプレイヘッダ及び中間受槽は、淡水だけでなく海水も使用することから、海水影響を考慮した設計とする。
9.10.2.5 操作性の確保
基本方針については、「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
移動式大容量ポンプ車及び放水砲を使用した、移動式大容量ポンプ車及び放水砲による大気への 9.11.2.5 操作性の確保
拡散抑制並びに航空機燃料火災の泡消火を行う系統は、設計基準対象施設と兼用せず、他の系統と基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

切り替えることなく使用できる設計とする。

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲を使用した大気への放射性物質の拡散抑制並び

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玄海原子力発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５５条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉
移動式大容量ポンプ車は、車両として移動可能な設計とするとともに、車輪止めを積載し、設置場所にて固定できる設計とする。
放水砲は、車両等により運搬ができる設計とする。放水砲は、設置場所にてアウトリガにより固定できる設計とする。

東海第二発電所

備考に航空機燃料火災への泡消火を行う系統は，設計基準対象施設と兼用せず，他の系統と切替えることなく使用が可能な設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）は，車両として移動可能な設計とするとともに，輪留め又 「等」は，放水砲に対してはアウトリガ，
は車両転倒防止装置により，設置場所にて固定が可能な設計とする。

泡混合器は固縛，泡消火薬剤容器は車両積

放水砲，泡混合器及び泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）は，車両により運搬可能な設計とし，設 載で車両の輪留めを想定。
置場所にて固縛等が可能な設計とする。
移動式大容量ポンプ車及び放水砲の接続は、嵌合構造により可搬型ホースを確実に接続できる設計とする。移動式大容量ポンプ車は、付属の操作スイッチにより現場での操作が可能な設計とする。
放射性物質吸着剤、シルトフェンス及び小型船舶を使用した海洋への拡散抑制を行う系統は、設計基準対象施設と兼用せず、他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。
放射性物質吸着剤は、車両等により運搬ができる設計とする。

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲の接続は，ホースの接続方式及びホース口径の 放水開始前に対応可能な対応をＳＡ対応と統一により容易かつ確実に接続が可能な設計とする。可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）は，付 するが，東二は汚濁防止膜設置個所が構内
属のスイッチにより現場での操作が可能な設計とする。

シルトフェンスは、車両及び小型船舶により運搬が可能な設計とし、確実に設置できる設計とする。
小型船舶は、容易に操縦ができ、車両等により運搬ができる設計とする。

の雨水排水集水桝等であり放水開始前に設

汚濁防止膜を使用した海洋への放射性物質の拡散抑制を行う系統は，設計基準対象施設と兼用せ 置可能であることから，汚濁防止膜をＳＡず，他の系統と切替えることなく使用が可能な設計とする。

設備とする。

汚濁防止膜は，車両により運搬が可能な設計とし，容易かつ確実に設置が可能な設計とする。

可搬型ディーゼル注入ポンプ、使用済燃料ピットスプレイヘッダ及び中間受槽を使用した、可搬型ディーゼル注入ポンプを用いた使用済燃料ピットスプレイヘッダによる使用済燃料ピットへのスプレイを行う系統は、設計基準対象施設と兼用せず、他の系統と切り替えることなく使用できる設計とする。
可搬型ディーゼル注入ポンプは、車両として移動可能な設計とするとともに、車輪止めを積載し、設置場所にて固定できる設計とする。可搬型ディーゼル注入ポンプと使用済燃料ピットスプレイヘ
ッダの接続は、フランジ及び簡便な接続規格による接続とし、一般的に使用される工具を用いて可搬型ホースを確実に接続できる設計とする。可搬型ディーゼル注入ポンプは、付属の操作スイッチ
により現場での操作が可能な設計とする。
使用済燃料ピットスプレイヘッダは、車両等により運搬ができる設計とするとともに、設置場所
にてアウトリガにより固定できる設計とする。
中間受槽は、車両等により運搬ができる設計とするとともに、設置場所にて固縛により固定できる設計とする。中間受槽は、一般的に使用される工具を用いて確実に組み立てられる設計とする。
9.10.3 主要設備及び仕様
発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備の主要設備及び仕様を第 9.10.1 表に示す。

9.11.3 主要設備及び仕様
発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備の主要設備及び仕様を第 9.11－1 表に示

9.10.4 試験検査す。

基本方針については、「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
移動式大容量ポンプ車及び放水砲による大気への拡散抑制並びに航空機燃料火災の泡消火に使 9.11.4 試験検査

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赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５５条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

用する移動式大容量ポンプ車及び放水砲は、他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏え

基本方針については，「1.1.7.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

いの有無の確認が可能な設計とする。

大気への放射性物質の拡散抑制並びに航空機燃料火災への泡消火に使用する可搬型代替注水大移動式大容量ポンプ車は、ポンプの分解又は取替が可能な設計とする。また、車両として運転状態の確認及び外観の確認が可能な設計とする。

備考型ポンプ（放水用），放水砲及び泡混合器は，原子炉の運転中又は停止中に他系統と独立した試験系統により機能・性能検査及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）は，原子炉の運転中又は停止中にポンプの分解又は取替が可能な設計とする。

放水砲は、外観の確認が可能な設計とする。

可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）は，原子炉の運転中又は停止中に車両として走行確認及び外観の確認が可能な設計とする。
放水砲及び泡混合器は，外観の確認が可能な設計とする。

海洋への拡散抑制に使用する放射性物質吸着剤及びシルトフェンスは、外観の確認が可能な設計

泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）は，容量の確認が可能な設計とする。
放水開始前に対応可能な対応をＳＡ対応ととする。
海洋への放射性物質の拡散抑制に使用する汚濁防止膜は，外観の確認が可能な設計とする。
海洋への拡散抑制に使用する小型船舶は、機能・性能の確認が可能な設計とする。また、外観の確認が可能な設計とする。
可搬型ディーゼル注入ポンプを用いた使用済燃料ピットスプレイヘッダによる使用済燃料ピッ

するが，東二は汚濁防止膜設置個所が構内の雨水排水集水桝等であり放水開始前に設置可能であることから，汚濁防止膜をＳＡ設備とする。

トへのスプレイに使用する可搬型ディーゼル注入ポンプ、使用済燃料ピットスプレイヘッダ及び中間受槽は、他系統と独立した試験系統により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とす

使用済燃料プールの設置位置の相違（先行る。

ＢＷＲと同様）

可搬型ディーゼル注入ポンプは、ポンプの分解又は取替が可能な設計とする。また、車両として運転状態の確認及び外観の確認が可能な設計とする。
使用済燃料ピットスプレイヘッダは、外観の確認が可能な設計とする。また、使用済燃料ピット
全面に噴霧できることの確認が可能な設計とする。
中間受槽は、組立て及び水張りが可能な設計とする。

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玄海原子力発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５５条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

第 9.10.1 表 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備（可搬型）の設備仕様（1）移動式大容量ポンプ車（３号及び４号炉共用）

第 9.11－1 表 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備主要仕様

兼用する設備は以下のとおり。
・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備(1) 可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）

・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兼用する設備は以下のとおり。

・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備

・原子炉格納容器内の冷却等のための設備

・発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備

・原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

型

式

うず巻形

・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

個

数

1（予備 2＊）・発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備

容量

約 1,380m３／h

・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

全程

約 135m

揚式

うず巻式

最高使用圧力1.4MPa[gage]

台

数

＊１

４

最高使用温度60℃

容量

約 1,320m３／h（１台当たり）

揚程

約 140m型＊「可搬型代替注水大型ポンプ」と兼用＊１ 保有台数を示す。うち２台は泡消火薬剤システム付。
必要台数は１台（予備１台）とする。
（2）放水砲（３号及び４号炉共用）兼用する設備は以下のとおり。
・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備(2) 放水砲・発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備兼用する設備は以下のとおり。

・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備

型

式

移動式ノズル台

数

２・発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備
型

式

ノンアスピレート個数

1（予備 1）（3）放射性物質吸着剤（３号及び４号炉共用）
容

量

一式

（4）シルトフェンス（３号及び４号炉共用）
a. ３号炉及び４号炉放水口側雨水排水処理槽放水箇所付近型式

フロート式（カーテン付）＊２(3) 汚濁防止膜
a.

雨水排水路集水桝-1,2,3,4,7 及び 8

組

数

２

高

さ

約６m（１組当たり）型式

フロート式（カーテン付）

約 100m（１組当たり）個

数

12（予備 12）高さ

約 3m／個幅＊２ シルトフェンス（幅約 20m）を５本で１組として、２組分 10 本

10／16

玄海原子力発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５５条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所と予備１本を含む。
b. ３号炉及び４号炉取水口側雨水排水処理槽放水箇所付近

幅b.

約 3m／個雨水排水路集水桝-5,6 及び 9型式

フロート式（カーテン付）

型

式

フロート式（カーテン付）

組

数

２＊３

個

数

6（予備 6）高さ

約６m（１組当たり）

高さ

約 2m／個幅

備考

幅

約 100m（１組当たり）

約 3m／個

＊３ シルトフェンス（幅約 20m）を５本で１組として、２組分 10 本と予備１本を含む。
c. ３号炉及び４号炉放水ピット型式

フロート式（カーテン付）

組

数

２＊４

高

さ

約 10m（１組当たり）

幅c.

放水路-A，B 及び C
型

式

フロート式（カーテン付）

個

数

6（予備 6）

高さ

約 4m／個幅

約 4m／個約 40m（１組当たり）＊４ シルトフェンス（幅約 20m）を２本で１組として、２組分４本と予備１本を含む。

d. ３号炉及び４号炉取水ピット型式

フロート式（カーテン付）

組

数

２＊５

高

さ

約 14m（１組当たり）

幅

約 40m（１組当たり）＊５ シルトフェンス（幅約５m）を８本で１組として、２組分 16 本と予備１本を含む。

e. 吐口水槽放水箇所付近型式

フロート式（カーテン付）

組

数

２＊６

高

さ

約 10m（１組当たり）

幅

約 40m（１組当たり）＊６ シルトフェンス（幅約 20m）を２本で１組として、２組分４本と予備１本を含む。

f. 八田浦雨水枡放水箇所付近型式

フロート式（カーテン付）

組

数

２＊７

11／16

玄海原子力発電所／東海第二発電所

基本設計比較表 【対象項目： 第５５条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉
高さ

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応
東海第二発電所

備考

約 10m（１組当たり）

幅

約 40m（１組当たり）＊７ シルトフェンス（幅約 20m）を２本で１組として、２組分４本と予備１本を含む。

（5）小型船舶（３号及び４号炉共用）

放水開始前に対応可能な対応をＳＡ対応と兼用する設備は以下のとおり。

するが，東二は汚濁防止膜設置個所が構内・放射線管理設備（重大事故等時）の雨水排水集水桝等であり放水開始前に設・発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備

置可能であることから，汚濁防止膜をＳＡ

台

数１（予備１）

設備とする。

（6）可搬型ディーゼル注入ポンプ（３号及び４号炉共用）兼用する設備は以下のとおり。
・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
・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
・発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備
型

式

うず巻式
ディフューザ式

台

２＊８

数

４＊８
容

約 150m３／h（１台当たり）量

約 150m３／h（１台当たり）
揚程

約 470m
約 300m＊８ 保有台数を示す。組み合わせて必要台数は４台（予備２台）とする。

（7）使用済燃料ピットスプレイヘッダ（３号及び４号炉共用）兼用する設備は以下のとおり。
・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
・発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備
基

数

４（予備１）（8）中間受槽（３号及び４号炉共用）兼用する設備は以下のとおり。
・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
・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

12／16

玄海原子力発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５５条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

・発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備・重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
型

式

組立式水槽

個

数

４（予備１）

容量

約 50m３（１個当たり）最高使用圧力大気圧

最高使用温度40℃(4) 泡混合器個

数

1（予備 1）(5) 泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）
個

数

5（予備 5）

容量

約 1m３／個

玄海は、ポンプ車と泡混合器一体型

13／16

玄海原子力発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５５条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

第 9.11－1 図 炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損時又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷時に用いる設備系統概要図(1)（大気への放射性物質の拡散抑制）

14／16

玄海原子力発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５５条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

第 9.11－2 図 炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損時又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷時に用いる設備系統概要図(2)（海洋への放射性物質の拡散抑制）

15／16

玄海原子力発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５５条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

第 9.11－3 図 原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災時に用いる設備概要図(1)（航空機燃料火災への泡消火）

16／16

玄海原子力発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

9.11 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

9.11.1 概要

9.12.1 概要設計基準事故の収束に必要な水源とは別に、重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を有す

設計基準事故の収束に必要な水源とは別に，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を有する水源を確保することに加えて、発電用原子炉施設には、設計基準事故対処設備及び重大事故等対る水源を確保することに加えて，発電用原子炉施設には，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備に対して重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を供給するために必要な重大事故等

処設備に対して重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を補給するために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。

対処設備を設置及び保管する。

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備の概略系統図を第 9.11.1 図から第 9.11.12 図に示す。
9.11.2 設計方針
重大事故等の収束に必要となる水の供給設備として以下の重大事故等対処設備（代替水源から中

備考

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備の系統概要図を第 9.12－1 図から第 9.12－27 図に示す。
9.12.2 設計方針
重大事故等の収束に必要となる水の供給設備として重大事故等対処設備（代替淡水貯槽を水源と ＳＡ収束に必要となる水源及び代替淡水源

間受槽への供給、１次系のフィードアンドブリード、中間受槽を水源とする復水タンクへの供給、「水源の相違」という。
）
した原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の原子炉圧力容器への注水，代替淡水貯槽を水源とした原 の相違（以下，

復水タンクを水源とする常設電動注入ポンプによる代替炉心注入、中間受槽を水源とする可搬型デ

子炉格納容器内の冷却，代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器下部への注水，代替淡水貯槽をィーゼル注入ポンプによる代替炉心注入、代替格納容器スプレイ、復水タンクから燃料取替用水タ水源とした使用済燃料プールへの注水，代替淡水貯槽を水源としたフィルタ装置スクラビング水補

ンクへの供給及び中間受槽を水源とする使用済燃料ピット補給用水中ポンプによる使用済燃料ピ

給，サプレッション・プールを水源とした原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時の原子炉圧力容器へ

ットへの注水）、再循環設備（余熱除去ポンプによる低圧再循環、高圧注入ポンプによる高圧再循の注水，サプレッション・プールを水源とした原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の原子炉圧力容

環及び格納容器スプレイ再循環）、代替再循環設備（Ｂ格納容器スプレイポンプによる代替再循環器への注水，サプレッション・プールを水源とした原子炉格納容器内の除熱，サプレッション・プ

及びＢ高圧注入ポンプによる代替再循環）を設ける。

ールを水源とした原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器内の除熱，西側淡水貯水設備を水源とした原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の原子炉圧力容器への注水，西側淡水貯水設備を水源と

56 条解釈a)ＳＡ収束に必要となる水源b)代替淡水源

した原子炉格納容器内の冷却，西側淡水貯水設備を水源としたフィルタ装置スクラビング水補給，

東二・西側淡水貯水設備
・代替淡水貯槽玄海３/４
・燃料取替用水タンク
・復水タンク

柏崎・復水貯蔵槽―・サプレッショ
ン・プール

・中間受槽
・格納容器再循環サンプ
・格納容器再循
環サンプスクリーン――・サプレッション・チェンバ・ほう酸水注入系貯蔵タンク・淡水タンク（・西側淡水貯水設備）（・代替淡水貯槽）

西側淡水貯水設備を水源とした原子炉格納容器下部への注水，西側淡水貯水設備を水源とした使用c)海

済燃料プールへの注水，海を水源とした原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時の原子炉圧力容器への注水，海を水源とした原子炉格納容器内の冷却，海を水源とした原子炉格納容器下部への注水，海を水源とした使用済燃料プールへの注水，海を水源とした残留熱除去系海水系による冷却水の確
保，海を水源とした最終ヒートシンク（海洋）への熱輸送，海を水源とした最終ヒートシンク（海洋）への代替熱輸送，海を水源とした２Ｃ・２Ｄ 非常用ディーゼル発電機海水系又は高圧炉心ス
プレイ系ディーゼル発電機海水系による冷却水の確保，海を水源とした２Ｃ・２Ｄ 非常用ディー
ゼル発電機海水系又は高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機海水系への代替送水，ほう酸水貯蔵タ
ンクを水源とした原子炉圧力容器へのほう酸水注入，可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注

海・八田浦貯水池・2 次系純水タ
ンク
・原水タンク
（・燃料取替用
水タンク）（・復水タンク）海・ほう酸水注入系貯蔵タンク・防火水槽
・淡水貯水池海・玄海は，中間受槽に淡水又は海水を受け中間受槽から各注水先へ注水又はスプレイする。
東二及び柏崎は各水源から各注水先へ注水又はスプレイする。
・東二及び柏崎はほう酸注入系タンクをＳＡ設備とする。
・東二について，西側淡水貯水設備を水源として選択した場合は，代替淡水貯槽及び淡水タンクを代替淡水源とし，代替淡水貯槽を水源として選択した場合は，西側淡水貯水設備及び淡水タンクを代替淡水源とする。

水大型ポンプによる代替淡水貯槽への補給（淡水／海水）及び可搬型代替注水大型ポンプによる西側淡水貯水設備への補給（淡水／海水））を設ける。
また、使用済燃料ピットからの大量の水の漏えいが発生し、可搬型代替注水設備による注水操作

また，使用済燃料プールからの大量の水の漏えいが発生し，常設及び可搬型代替注水設備による 玄海が可搬型のみによる対応に対し、東二を実施しても使用済燃料ピット水位が使用済燃料ピット出口配管下端未満かつ水位低下が継続す注水操作を実施しても使用済燃料プール水位が使用済燃料プール水戻り配管上部の水平管下端未 及び先行ＢＷＲは、常設及び可搬設備で対る場合に十分な量の水を供給するための設備として以下の可搬型スプレイ設備（中間受槽を水源と満かつ水位低下が継続する場合に十分な量の水を供給するための設備としてスプレイ設備（代替淡 応

する使用済燃料ピットへのスプレイ）及び放水設備（海を水源とする燃料取扱棟（使用済燃料ピッ

水貯槽を水源とした使用済燃料プールへのスプレイ，西側淡水貯水設備を水源とした使用済燃料プ

ト内の燃料体等）への放水）を設ける。

ールへのスプレイ及び海を水源とした使用済燃料プールへのスプレイ）及び放水設備（海を水源と 放水設備の放水先の相違

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玄海原子力発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所
した大気への放射性物質の拡散抑制）を設ける。

備考
玄海：燃料取扱棟
東二、先行ＢＷＲ：原子炉建屋

さらに、炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損に至った場合における発電所外への放射性

さらに，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損に至った場合における発電所外への放射性物質の拡散を抑制するため、十分な量の水を供給するための設備として放水設備（海を水源とする物質の拡散を抑制するため，十分な量の水を供給するための設備として放水設備（海を水源とした 放水設備の放水先の相違

原子炉格納容器及びアニュラス部への放水）を設ける。

大気への放射性物質の拡散抑制）を設ける。

玄海：原子炉格納容器及びアニュラス部
東二、先行ＢＷＲ：原子炉建屋

発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備のうち，原子炉建屋周辺における航空機衝 技術的能力との整合突による航空機燃料火災に対応するための設備として重大事故等対処設備（海を水源とした航空機
燃料火災への泡消火）を設ける。
重大事故等時の代替淡水源としては、燃料取替用水タンクに対しては復水タンク、八田浦貯水池、重大事故等時の代替淡水源としては，西側淡水貯水設備に対しては代替淡水貯槽及び淡水タンク 水源の相違

２次系純水タンク及び原水タンクを確保し、復水タンクに対しては燃料取替用水タンク、八田浦貯を確保し，代替淡水貯槽に対しては西側淡水貯水設備及び淡水タンクを確保する。また，海を水源

水池、２次系純水タンク及び原水タンクを確保する。また、海を水源として使用できる設計とする。

として使用可能な設計とする。

代替水源からの移送ルートを確保し、移送ホース及びポンプについては、複数箇所に分散して保管する。

代替水源からの移送ルートを確保し，ホース及びポンプについては，複数箇所に分散して保管する。

（1） 代替水源から中間受槽への供給に用いる設備
a. 代替水源から中間受槽への供給
重大事故等時において中間受槽は、蒸気発生器２次側への給水手段の水源となる復水タンクの枯設備の相違（中間受槽は配備しない。先行Ｂ
ＷＲと同様）

渇が想定される場合の補給の水源、又は炉心注入の水源となる燃料取替用水タンクの枯渇若しくは破損等に対する代替炉心注入の水源、又は使用済燃料ピットの冷却機能若しくは注水機能が喪失した場合の使用済燃料ピットへの注水の水源、又は使用済燃料ピットに接続する配管が破損し使用済
燃料ピット水の小規模な漏えいが発生した場合の使用済燃料ピットへの注水の水源、又は使用済燃料ピットからの大量の水の漏えいが発生し、使用済燃料ピット水位が使用済燃料ピット出口配管下端未満かつ水位低下が継続する場合の使用済燃料ピットへのスプレイの水源として使用する。重大事故等対処設備（代替水源から中間受槽への供給）として、中間受槽、取水用水中ポンプ、水中ポ
ンプ用発電機、燃料油貯蔵タンク及びタンクローリを使用する。
八田浦貯水池又は海を水源とした取水用水中ポンプは、移送ホースを介して中間受槽へ水を供給できる設計とする。取水用水中ポンプは、水中ポンプ用発電機から給電できる設計とする。
水中ポンプ用発電機の燃料は、燃料油貯蔵タンクよりタンクローリを用いて補給できる設計とする。
具体的な設備は、以下のとおりとする。
・中間受槽（３号及び４号炉共用）・取水用水中ポンプ（３号及び４号炉共用）・水中ポンプ用発電機（３号及び４号炉共用）
・燃料油貯蔵タンク（重大事故等時のみ３号及び４号炉共用）（10.2 代替電源設備）
・タンクローリ（３号及び４号炉共用）（10.2 代替電源設備）

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赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

その他、設計基準事故対処設備である非常用取水設備の取水口、取水管路及び取水ピットを重大事故等対処設備として使用する。
(1) 淡水又は海水の補給に用いる設備
ａ．代替淡水貯槽への補給

代替淡水貯槽を水源として選択した場合の重大事故等により，原子炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の冷却，原子炉格納容器下 代替淡水源（西側淡水貯水設備，淡水タンク部への注水，使用済燃料プールへの注水及び格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置用スクラ 又は海）からの補給について記載
ビング水の補給手段の水源となる代替淡水貯槽の枯渇が想定される場合の重大事故等対処設
備（可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替淡水貯槽への補給

56 条解釈a)ＳＡ収束に必要となる水源

東二・代替淡水貯槽・西側淡水貯水設備
・サプレッション・プール
・ほう酸水注入系貯蔵タンクb)代替淡水源・淡水タンク（・西側淡水貯水設備）（・代替淡水貯槽）（淡水／海水））として可搬型代替注水中型ポンプ，可搬型代替注水大型ポンプ，可搬型設備
用軽油タンク，タンクローリ及び代替淡水源である西側淡水貯水設備又は淡水タンクを使用する。また，海水を代替淡水貯槽へ補給する場合は，ＳＡ用海水ピット取水塔，海水引込み管及びＳＡ用海水ピットを使用する。
西側淡水貯水設備，淡水タンク又はＳＡ用海水ピットを水源とする可搬型代替注水中型ポン
プ又は可搬型代替注水大型ポンプは，ホースを介して代替淡水貯槽へ淡水又は海水の補給が可能な設計とする。

c)海

海

玄海３/４
・燃料取替用水タンク
・復水タンク・中間受槽・格納容器再循環サンプ
・格納容器再循
環サンプスクリーン・八田浦貯水池・2 次系純水タ
ンク
・原水タンク
（・燃料取替用
水タンク）（・復水タンク）海

柏崎・復水貯蔵槽・サプレッション・チェンバ・ほう酸水注入系貯蔵タンク・防火水槽
・淡水貯水池海

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，ディーゼルエンジンにて駆動が可能な設計とし，燃料は可搬型設備用軽油タンクからタンクローリを用いて給油が可能な設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・可搬型代替注水大型ポンプ
・可搬型代替注水中型ポンプ
・代替淡水貯槽・可搬型設備用軽油タンク（10.2 代替電源設備）
・タンクローリ（10.2 代替電源設備）

b．西側淡水貯水設備への補給
重大事故等により，原子炉圧力容器への注水，原子炉格納容器内の冷却，原子炉格納容器下

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玄海原子力発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

部への注水，使用済燃料プールへの注水及び格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置用スクラ 西側淡水貯水設備を水源として選択した場
ビング水の補給手段の水源となる西側淡水貯水設備の枯渇が想定される場合の重大事故等対 合の代替淡水源（代替淡水貯槽，淡水タンク
処設備（可搬型代替注水大型ポンプによる西側淡水貯水設備への補給（淡水／海水））として 又は海）からの補給について記載
可搬型代替注水大型ポンプ，可搬型設備用軽油タンク，タンクローリ及び代替淡水源である代替淡水貯槽又は淡水タンクを使用する。また，海水を西側淡水貯水設備へ補給する場合は，Ｓ56 条解釈a)ＳＡ収束に必要となる水源

東二・代替淡水貯槽・西側淡水貯水設備
・サプレッション・プール
・ほう酸水注入系貯蔵タンクb)代替淡水源・淡水タンク（・西側淡水貯水設備）（・代替淡水貯槽）

Ａ用海水ピット取水塔，海水引込み管及びＳＡ用海水ピットを使用する。
代替淡水貯槽，淡水タンク又はＳＡ用海水ピットを水源とする可搬型代替注水大型ポンプ
は，ホースを介して西側淡水貯水設備へ淡水又は海水の補給が可能な設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，ディーゼルエンジンにて駆動が可能な設計とし，燃料は可搬型設備用軽油タンクからタンクローリを用いて給油が可能な設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・可搬型代替注水大型ポンプ

c)海

海

玄海３/４
・燃料取替用水タンク
・復水タンク・中間受槽・格納容器再循環サンプ
・格納容器再循
環サンプスクリーン・八田浦貯水池・2 次系純水タ
ンク
・原水タンク
（・燃料取替用
水タンク）（・復水タンク）海

柏崎・復水貯蔵槽・サプレッション・チェンバ・ほう酸水注入系貯蔵タンク・防火水槽
・淡水貯水池海・西側淡水貯水設備
・可搬型設備用軽油タンク（10.2 代替電源設備）
・タンクローリ（10.2 代替電源設備）（2） 蒸気発生器２次側による炉心冷却（注水）の代替手段及び復水タンクへの供給に用いる設備
a. １次系のフィードアンドブリード
重大事故等により、蒸気発生器２次側への注水手段の水源となる復水タンクが枯渇又は破損した場合の代替手段である、１次系のフィードアンドブリードの水源として、重大事故等対処設備（１次系のフィードアンドブリード）のうち、代替水源である非常用炉心冷却設備の燃料取替用水タンクを使用する。
具体的な設備は、以下のとおりとする。
・燃料取替用水タンク
b. 中間受槽を水源とする復水タンクへの供給
重大事故等により、蒸気発生器２次側への注水手段の水源となる復水タンクの枯渇が想定される場合の重大事故等対処設備（中間受槽を水源とする復水タンクへの供給）として、中間受槽、復水タンク（ピット）補給用水中ポンプ、水中ポンプ用発電機、燃料油貯蔵タンク及びタンクローリを使用する。
中間受槽を水源とする復水タンク（ピット）補給用水中ポンプは、移送ホースを介して復水タン
クへ水を供給できる設計とする。復水タンク（ピット）補給用水中ポンプは水中ポンプ用発電機から給電できる設計とする。

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玄海原子力発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

水中ポンプ用発電機の燃料は、燃料油貯蔵タンクよりタンクローリを用いて補給できる設計とする。
具体的な設備は、以下のとおりとする。
・中間受槽（３号及び４号炉共用）
・復水タンク（ピット）補給用水中ポンプ（３号及び４号炉共用）・水中ポンプ用発電機（３号及び４号炉共用）
・燃料油貯蔵タンク（重大事故等時のみ３号及び４号炉共用）（10.2 代替電源設備）
・タンクローリ（３号及び４号炉共用）（10.2 代替電源設備）(2) 原子炉圧力容器への注水に用いる設備
ａ．代替淡水貯槽を水源とした原子炉圧力容器への注水(a) 低圧代替注水系（常設）による原子炉注水及び残存溶融炉心の冷却（3） 炉心注入及び格納容器スプレイの代替手段及び燃料取替用水タンクへの補給に用いる設備

56 条解釈a)ＳＡ収束に

東二・代替淡水貯槽玄海３/４
・燃料取替用水柏崎・復水貯蔵槽設備

・復水タンク・中間受槽・格納容器再循環サンプ
・格納容器再循
環サンプスクリーン・八田浦貯水池・2 次系純水タ
ンク
・原水タンク
（・燃料取替用
水タンク）（・復水タンク）海

ン・チェンバ・ほう酸水注入系貯蔵タンク

条 a)から原子炉圧力容器への注水
重大事故等により，原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時において，原子炉圧力容器へ注水 56必要となる水・西側淡水貯水タンク
・サプレッショ源a. 代替炉心注入

・サプレッショする場合の重大事故等対処設備（低圧代替注水系（常設）による原子炉注水及び残存溶融炉 代替淡水貯槽（a） 復水タンクを水源とする常設電動注入ポンプによる代替炉心注入

心の冷却）として常設低圧代替注水系ポンプ及び代替淡水貯槽を使用する。

重大事故等により、炉心注入の水源となる燃料取替用水タンクが枯渇又は破損した場合の代替手代替淡水貯槽を水源とする常設低圧代替注水系ポンプは，残留熱除去系Ｃ系を介して原子段である常設電動注入ポンプによる代替炉心注入の水源として、重大事故等対処設備（復水タンク

炉圧力容器へ注水が可能な設計とする。常設低圧代替注水系ポンプは，常設代替交流電源設

を水源とする常設電動注入ポンプによる代替炉心注入）のうち、代替水源である２次系補給水設備備である常設代替高圧電源装置から給電が可能な設計とする。

の復水タンクを使用する。
具体的な設備は、以下のとおりとする。

ン・プール
・ほう酸水注入系貯蔵タンクb)代替淡水源・淡水タンク（・西側淡水貯水設備）（・代替淡水貯槽）

本系統の詳細については，「5.9 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」に示す。

c)海

海

・防火水槽
・淡水貯水池海・復水タンク(b) 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水及び残存溶融炉心の冷却重大事故等により，原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時において，原子炉圧力容器へ注水（b） 中間受槽を水源とする可搬型ディーゼル注入ポンプによる代替炉心注入
重大事故等により、炉心注入の水源となる燃料取替用水タンクが枯渇又は破損した場合の可搬型
ディーゼル注入ポンプによる代替炉心注入の水源として、重大事故等対処設備（中間受槽を水源とする可搬型ディーゼル注入ポンプによる代替炉心注入）のうち、代替水源である中間受槽を使用する。

する場合の重大事故等対処設備（低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水及び残存溶融
炉心の冷却）として可搬型代替注水大型ポンプ，代替淡水貯槽，可搬型設備用軽油タンク及びタンクローリを使用する。
代替淡水貯槽を水源とする可搬型代替注水大型ポンプは，高所東側接続口，高所西側接続

具体的な設備は、以下のとおりとする。

口，原子炉建屋東側接続口又は原子炉建屋西側接続口にホースを接続し，低圧炉心スプレイ

・中間受槽（３号及び４号炉共用）

系又は残留熱除去系Ｃ系を介して原子炉圧力容器へ注水が可能な設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，ディーゼルエンジンにて駆動が可能な設計とし，燃料は可搬型設備用軽油タンクからタンクローリを用いて給油が可能な設計とする。
本系統の詳細については，「5.9 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」に示す。
ｂ．サプレッション・プールを水源とした原子炉圧力容器への注水(a) 高圧代替注水系による原子炉の冷却重大事故等により，原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時において，原子炉圧力容器へ注水する場合の重大事故等対処設備（高圧代替注水系による原子炉の冷却）として常設高圧代替 先行ＢＷＲ及び技術的能力と整合
注水系ポンプ及びサプレッション・プールを使用する。
サプレッション・プールを水源とする常設高圧代替注水ポンプは，原子炉隔離時冷却系を5／61

玄海原子力発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

介して，原子炉圧力容器へ注水が可能な設計とする。常設高圧代替注水ポンプは，蒸気ター
ビン駆動ポンプとし，原子炉圧力容器内で発生する蒸気にて駆動が可能な設計とする。
本系統の詳細については，「5.7 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」に示す。
(b) 代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却重大事故等により，原子炉圧力容器内の溶融炉心を冷却するため原子炉圧力容器へ注水する場合の重大事故等対処設備（代替循環冷却系による残存溶融炉心の冷却）として代替循環
冷却系ポンプ，サプレッション・プール，残留熱除去系熱交換器及び残留熱除去系海水ポン
プ又は緊急用海水ポンプを使用する。
サプレッション・プールを水源とする代替循環冷却系ポンプは，残留熱除去系を介してサプレッション・プール水を原子炉圧力容器へ注水することにより，残存溶融炉心の冷却が可能な設計とする。また，残留熱除去系熱交換器の冷却水は，残留熱除去系海水ポンプ又は緊急用海水系の緊急用海水ポンプにより海水の供給が可能な設計とする。
代替循環冷却系ポンプ，残留熱除去系海水ポンプ及び緊急用海水ポンプは，常設代替交流
電源設備である常設代替高圧電源装置から給電が可能な設計とする。
本系統の詳細については，「5.9 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」に示す。
(c) 原子炉隔離時冷却系による原子炉注水
重大事故等により，原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時において，原子炉圧力容器へ注水する場合の重大事故等対処設備（原子炉隔離時冷却系による原子炉注水）として原子炉隔離時冷却系ポンプ及びサプレッション・プールを使用する。
サプレッション・プールを水源とする原子炉隔離時冷却系ポンプは，原子炉隔離時冷却系を介して，原子炉圧力容器へ注水が可能な設計とする。原子炉隔離時冷却系ポンプは，蒸気タービン駆動ポンプとし，原子炉圧力容器内で発生する蒸気にて駆動が可能な設計とする。
本系統の詳細については，「5.7 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」に示す。
(d) 高圧炉心スプレイ系による原子炉注水
重大事故等により，原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時において，原子炉圧力容器へ注水する場合の重大事故等対処設備（高圧炉心スプレイ系による原子炉注水）として高圧炉心ス
プレイ系ポンプ及びサプレッション・プール並びに高圧炉心スプレイ系ディーゼル発電機用
海水ポンプを使用する。
サプレッション・プールを水源とする高圧炉心スプレイ系ポンプは，高圧炉心スプレイ系
を介して原子炉圧力容器へ注水が可能な設計とする。

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玄海原子力発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

本系統の詳細については，「5.7 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」に示す。
(e) 残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水
重大事故等により，原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時において，原子炉圧力容器へ注水する場合の重大事故等対処設備（残留熱除去系（低圧注水系）による原子炉注水）として残留熱除去系ポンプ，残留熱除去系熱交換器，サプレッション・プール及び残留熱除去系海水ポンプ又は緊急用海水系の緊急用海水ポンプを使用する。
サプレッション・プールを水源とする残留熱除去系ポンプは，残留熱除去系熱交換器を介して，サプレッション・プール水を冷却し，原子炉圧力容器へ注水が可能な設計とする。
残留熱除去系ポンプ，残留熱除去系海水ポンプ及び緊急用海水ポンプは，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置から給電が可能な設計とする。
本系統の詳細については，「5.9 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」に示す。
(f) 低圧炉心スプレイ系による原子炉注水
重大事故等により，原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時において，原子炉圧力容器へ注水する場合の重大事故等対処設備（常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置による
低圧炉心スプレイ系の復旧及び低圧炉心スプレイ系による原子炉注水）として低圧炉心スプ
レイ系ポンプ，サプレッション・プール及び残留熱除去系海水ポンプを使用する。
サプレッション・プールを水源とする低圧炉心スプレイ系ポンプは，低圧炉心スプレイ系
を介して原子炉圧力容器へ注水が可能な設計とする。
低圧炉心スプレイ系ポンプ及び残留熱除去系海水ポンプは，常設代替交流電源設備である
常設代替高圧電源装置から給電が可能な設計とする。
本系統の詳細については，「5.9 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」に示す。
ｃ．西側淡水貯水設備を水源とした原子炉圧力容器への注水(a) 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水及び残存溶融炉心の冷却重大事故等により，原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時において，原子炉圧力容器へ注水 技術的能力と整合する場合の重大事故等対処設備（低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水及び残存溶融
炉心の冷却）として可搬型代替注水中型ポンプ，西側淡水貯水設備，可搬型設備用軽油タン
ク及びタンクローリを使用する。
西側淡水貯水設備を水源とする可搬型代替注水中型ポンプは，原子炉建屋東側接続口又は原子炉建屋西側接続口にホースを接続し，低圧炉心スプレイ系又は残留熱除去系Ｃ系を介して原子炉圧力容器へ注水が可能な設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプの燃料は可搬型設備用軽油タンクからタンクローリを用いて7／61

玄海原子力発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉

東海第二発電所

備考

給油が可能な設計とする。
本系統の詳細については，「5.9 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」に示す。
ｄ．ＳＡ用海水ピットを水源とした原子炉圧力容器への注水(a) 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水及び残存溶融炉心の冷却重大事故等により，原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時において，原子炉圧力容器へ注水する場合の重大事故等対処設備（低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水）として使用 技術的能力と整合する可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプの水源として西側淡水貯水 海からの取水の取水場所について、東二が設備及び代替淡水貯槽を使用できない場合は，ＳＡ用海水ピットを水源として使用する。

ピットに対して柏崎、玄海は海本系統の詳細については，「5.9 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」に示す。
ｅ．ほう酸水注入系による原子炉注水
重大事故等により，原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時において，原子炉圧力容器への注水機能が喪失し，原子炉水位が維持できない場合の重大事故等対処設備（ほう酸水注入
系による原子炉注水）としてほう酸水注入系ポンプ及びほう酸水貯蔵タンクを使用する。 先行ＢＷＲ及び技術的能力と整合
ほう酸水貯蔵タンクを水源としたほう酸水注入ポンプは，ほう酸水注入系統を介して原子炉圧力容器へ注入することで重大事故等の進展の抑制が可能な設計とする。
ほう酸水注入ポンプは，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置又は可搬型代替交流電源設備である可搬型代替低圧電源車から給電が可能な設計とする。
可搬型代替低圧電源車は，可搬型設備用軽油タンク及びタンクローリから可搬型
代替低圧電源車へ燃料を補給することにより，運転継続が可能な設計とする。
b. 代替格納容器スプレイ
重大事故等により、格納容器スプレイの水源となる燃料取替用水タンクが枯渇又は破損した場合

本系統の詳細については，「5.7 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備」に示す。

の代替手段である常設電動注入ポンプによる代替格納容器スプレイの水源として、重大事故等対処
設備（代替格納容器スプレイ）のうち、代替水源である２次系補給水設備の復水タンクを使用する。
具体的な設備は、以下のとおりとする。
・復水タンクc. 復水タンクから燃料取替用水タンクへの供給
重大事故等により、炉心注入及び格納容器スプレイの水源となる燃料取替用水タンクの枯渇が想定される場合の重大事故等対処設備（復水タンクから燃料取替用水タンクへの供給）として、２次系補給水設備の復水タンクを使用する。
復水タンクは、復水タンクから燃料取替用水タンクへの移送ラインにより、燃料取替用水タンク

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玄海原子力発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉へ水頭圧にて水を供給できる設計とする。

東海第二発電所(3)

原子炉格納容器内の冷却に用いる設備

具体的な設備は、以下のとおりとする。

ａ．代替淡水貯槽を水源とした原子炉格納容器内の冷却・復水タンク(a)

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器スプレイ
重大事故等により，原子炉格納容器内の冷却等のため格納容器スプレイする場合の重大事（4） 格納容器再循環サンプを水源とする再循環時に用いる設備

故等対処設備（代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による格納容器スプレイ）として常設

a. 再循環低圧代替注水系ポンプ及び代替淡水貯槽を使用する。

（a） 余熱除去ポンプによる低圧再循環

56 条 a)を水源とした原子炉格納容器内冷却
代替淡水貯槽
56 条解釈a)ＳＡ収束に必要となる水源

東二・代替淡水貯槽・西側淡水貯水設備
・サプレッション・プール
・ほう酸水注入系貯蔵タンクb)代替淡水源・淡水タンク（・西側淡水貯水設備）（・代替淡水貯槽）

代替淡水貯槽を水源とする常設低圧代替注水系ポンプは，残留熱除去系Ｂ系を介して，原余熱除去ポンプ及び余熱除去冷却器による原子炉冷却機能が喪失していない場合の再循環設備

子炉格納容器内にあるスプレイヘッダからドライウェル内にスプレイが可能な設計とする。

（余熱除去ポンプによる低圧再循環）として、格納容器再循環サンプ及び格納容器再循環サンプス

常設低圧代替注水系ポンプは，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置から給電

クリーン並びに非常用炉心冷却設備のうち低圧注入系の余熱除去ポンプ及び余熱除去冷却器を使が可能な設計とする。

用する。

備考

本系統の詳細については，「9.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備」に示す。

c)海

海

玄海３/４
・燃料取替用水タンク
・復水タンク・中間受槽・格納容器再循環サンプ
・格納容器再循
環サンプスクリーン・八田浦貯水池・2 次系純水タ
ンク
・原水タンク
（・燃料取替用
水タンク）（・復水タンク）海

柏崎・復水貯蔵槽・サプレッション・チェンバ・ほう酸水注入系貯蔵タンク・防火水槽
・淡水貯水池海

格納容器再循環サンプを水源とする余熱除去ポンプは、余熱除去冷却器を介して再循環できる設計とする。格納容器再循環サンプスクリーンは、高圧注入ポンプ、余熱除去ポンプ及び格納容器ス
プレイポンプの有効吸込水頭を確保できる設計とする。

(b) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器スプレイ
重大事故等により，原子炉格納容器内の冷却等のため格納容器スプレイする場合の重大事

具体的な設備は、以下のとおりとする。

故等対処設備（代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器スプレイ）として可・格納容器再循環サンプ

搬型代替注水大型ポンプ及び代替淡水貯槽並びに可搬型設備用軽油タンク及びタンクロー

・格納容器再循環サンプスクリーン

リを使用する。

・余熱除去ポンプ

代替淡水貯槽を水源とする可搬型代替注水大型ポンプは，原子炉建屋東側接続口又は原子・余熱除去冷却器

炉建屋西側接続口にホースを接続し，残留熱除去系Ａ系又はＢ系を介して，原子炉格納容器

その他、設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機並びに１次冷却設備の内にあるスプレイヘッダからドライウェル内にスプレイが可能な設計とする。

蒸気発生器、１次冷却材ポンプ、原子炉容器及び加圧器を重大事故等対処設備として使用する。
（b） 高圧注入ポンプによる高圧再循環
高圧注入ポンプによる原子炉冷却機能が喪失していない場合、又は余熱除去ポンプ若しくは余熱

可搬型代替注水大型ポンプは，ディーゼルエンジンにて駆動が可能な設計とし，燃料は可搬型設備用軽油タンクからタンクローリを用いて給油が可能な設計とする。
本系統の詳細については，「9.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備」に示す。

除去冷却器の故障等により再循環機能が喪失した場合の再循環設備（高圧注入ポンプによる高圧再循環）として、格納容器再循環サンプ及び格納容器再循環サンプスクリーン並びに非常用炉心冷却ｂ．サプレッション・プールを水源とした原子炉格納容器内の除熱設備のうち高圧注入系の高圧注入ポンプを使用する。

(a) 代替循環冷却系による原子炉格納容器除熱

格納容器再循環サンプを水源とする高圧注入ポンプは、安全注入系統を介して再循環できる設計

重大事故等により，原子炉格納容器内の冷却等のため格納容器スプレイする場合の重大事とする。格納容器再循環サンプスクリーンは、高圧注入ポンプ、余熱除去ポンプ及び格納容器スプ故等対処設備（代替循環冷却系による原子炉格納容器除熱）として代替循環冷却系の代替循

レイポンプの有効吸込水頭を確保できる設計とする。

環冷却系ポンプ，サプレッション・プール，残留熱除去系熱交換器及び残留熱除去系海水ポ

具体的な設備は、以下のとおりとする。

ンプ又は緊急用海水ポンプを使用する。また，非常用取水設備の緊急用海水取水管，緊急用・格納容器再循環サンプ

海水ポンプピット，ＳＡ用海水ピット取水塔，海水引込み管及びＳＡ用海水ピット並びに貯・格納容器再循環サンプスクリーン

留堰，取水路及び取水ピットを使用する。

・高圧注入ポンプ

サプレッション・プールを水源とする代替循環冷却系ポンプは，残留熱除去系熱交換器にその他、設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機並びに１次冷却設備のよりサプレッション・プール水を冷却し，残留熱除去系を介して，原子炉格納容器内にある蒸気発生器、１次冷却材ポンプ、原子炉容器及び加圧器を重大事故等対処設備として使用する。

スプレイヘッダからドライウェル内にスプレイが可能な設計とする。また，残留熱除去系熱（c） 格納容器スプレイ再循環

交換器の冷却水は，残留熱除去系海水ポンプ又は緊急用海水系の緊急用海水ポンプにより海格納容器スプレイポンプ及び格納容器スプレイ冷却器による原子炉格納容器内の冷却機能が喪水の供給が可能な設計とする。

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玄海原子力発電所／東海第二発電所

赤字：設備，運用又は体制の相違（設計方針の相違）
青字：記載箇所又は記載内容の相違（記載方針の相違）
緑字：記載表現，設備名称の相違等（実質的な相違なし）
黄色ハッチ：ヒアリングコメント対応

基本設計比較表 【対象項目： 第５６条 】

玄海原子力発電所 ３／４号炉
失していない場合の再循環設備（格納容器スプレイ再循環）として、格納容器再循環サンプ及び格納容器再循環サンプスクリーン並びに原子炉格納容器スプレイ設備の格納容器スプレイポンプ及び格納容器スプレイ冷却器を使用する。

東海第二発電所

備考

代替循環冷却系ポンプ，残留熱除去系海水ポンプ及び緊急用海水ポンプは，常設代替交流
電源設備である常設代替高圧電源装置から給電が可能な設計とする。
本系統の詳細については，「9.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備」に示す。

格納容器再循環サンプを水源とする格納容器スプレイポンプは、格納容器スプレイ冷却器を介して再循環できる設計とする。格納容器再循環サンプスクリーンは、高圧注入ポンプ、余熱除去ポン
プ及び格納容器スプレイポンプの有効吸込水頭を確保できる設計とする。
具体的な設備は、以下のとおりとする。

(b) 残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系及びサプレッション・プール冷却系）による格納
容器スプレイ及び除熱
重大事故等により，原子炉格納容器内の冷却等のため格納容器スプレイ又はサプレッショ

・格納容器再循環サンプン・プール水を冷却する場合の重大事故等対処設備（残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却・格納容器再循環サンプスクリーン系及びサプレッション・プール冷却系）による格納容器スプレイ及び除熱）として残留熱除・格納容器スプレイポンプ

去系ポンプ，サプレッション・プール，残留熱除去系熱交換器及び残留熱除去系海水ポンプ

・格納容器スプレイ冷却器

又は緊急用海水ポンプを使用する。

その他、設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機及び原子炉格納施設のサプレッション・プールを水源とする残留熱除去系ポンプは，残留熱除去系熱交換器を介

原子炉格納容器を重大事故等対処設備として使用する。

してサプレッション・プール水の冷却並びに原子炉格納容器内にあるスプレイヘッダからドb. 代替再循環

ライウェル内及びサプレッション・チェンバ内にスプレイが可能な設計とする。

（a） Ｂ格納容器スプレイポンプによる代替再循環
余熱除去ポンプ又は余熱除去冷却器の故障等により再循環機能が喪失した場合の代替再循環設
備（Ｂ格納容器スプレイポンプによる代替再循環）として、格納容器再循環サンプ及び格納容器再残留熱除去系ポンプ，残留熱除去系海水ポンプ及び緊急用海水ポンプは，常設代替交流電源設備である常設代替高圧電源装置から給電が可能な設計とする。
本系統の詳細については，「9.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備」に示す。

循環サンプスクリーン並びに原子炉格納容器スプレイ設備のＢ格納容器スプレイポンプ及びＢ格
納容器スプレイ冷却器を使用する。
格納容器再循環サンプを水源とするＢ格納容器スプレイポンプは、Ｂ格納容器スプレイ冷却器を介して代替再循環できる設計とする。格納容器再循環サンプスクリーンは、高圧注入ポンプ、余熱除去ポンプ及び格納容器スプレイポンプの有効吸込水頭を確保できる設計とする。
具体的な設備は、以下のとおりとする。

ｃ．西側淡水貯水設備を水源とした代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却重大事故等により，原子炉格納容器内の冷却等のため格納容器スプレイする場合の重大事

・格納容器再循環サンプ

故等対処設備（代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器スプレイ）として可・格納容器再循環サンプスクリーン

搬型代替注水中型ポンプ，西側淡水貯水設備，可搬型設備用軽油タンク及びタンクローリを・Ｂ格納容器スプレイポンプ

使用する。

・Ｂ格納容器スプレイ冷却器
その他、設計基準事故対処設備である非常用電源設備のディーゼル発電機並びに１次冷却設備の蒸気発生器、１次冷却材ポンプ、原子炉容器及び加圧器を重大事故等対処設備として使用する。
（b） Ｂ高圧注入ポンプによる代替再循環
全交流動力電源又は原子炉補機冷却機能が喪失した場合を想定した代替再循環設備（Ｂ高圧注入
ポンプによる代替再循環）として、格納容器再循環サンプ、格納容器再循環サンプスクリーン、移西側淡水貯水設備を水源とする可搬型代替注水中型ポンプは，原子炉建屋東側接続口又は原子炉建屋西側接続口にホースを接続し，残留熱除去系Ａ系又はＢ系を介して，原子炉格納容器内にあるスプレイヘッダからドライウェル内にスプレイが可能な設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプは，ディーゼルエンジンにて駆動が可能な設計とし，燃料は可搬型設備用軽油タンクからタンクローリを用いて給油が可能な設計とする。
本系統の詳細については，「9.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備」に示す。

動式大容量ポンプ車、燃料油貯蔵タンク及びタンクローリ並びに非常用炉心冷却設備のうち高圧注入系のＢ高圧注入ポンプを使用する。
海を水源とする移動式大容量ポンプ車は、Ａ、Ｂ海水ストレーナブロー配管に可搬型ホースを接ｄ．ＳＡ用海水ピットを水源とした代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容
器の冷却続、又は海水母管戻り配管を取り外して可搬型ホースを接続し、原子炉補機冷却水系統を介して、重大事故等により，原子炉格納容器内の冷却等のため格納容器スプレイする場合の重大事故

Ｂ高圧注入ポンプの補機冷却水系統に海水を直接供給することで、代替補機冷却ができる設計とす

等対処設備（代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による格納容器スプレイ）として使用す

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