東海第二発電所 工事計画審査資料

本資料のうち，枠囲みの内容は，営業秘密又は防護上の観点から公開できません

資料番号

工認-473 改 1

提出年月日

平成 30 年 8 月 21 日

日本原子力発電株式会社
東海第二発電所

工事計画審査資料

核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設のうち使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備（代替燃料プール冷却系）（添付書類）

Ⅴ-1 説明書
Ⅴ-1-1 各発電用原子炉施設に共通の説明書
Ⅴ-1-1-4 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書
Ⅴ-1-1-4-2 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設）
Ⅴ-1-1-4-2-10 設定根拠に関する説明書（代替燃料プール冷却系 代替燃料プール冷却系熱交換器）
Ⅴ-1-1-4-2-11 設定根拠に関する説明書（代替燃料プール冷却系 代替燃料プール冷却系ポンプ）
Ⅴ-1-1-4-2-12 設定根拠に関する説明書（代替燃料プール冷却系 主配管（常設））
Ⅴ-6 図面3

核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設
3.2 使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備
・核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設 使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備に係る機器の配置を明示した図面（3／4）
【第 3-2-3 図】
3.2.3 代替燃料プール冷却系
・核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設のうち使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備（代替燃料プール冷却系）に係る主配管の配置を明示した図面（1／2）
【第 3-2-3-1 図】
・核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設のうち使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備（代替燃料プール冷却系）に係る主配管の配置を明示した図面（2／2）
【第 3-2-3-2 図】
・核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設のうち使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備（代替燃料プール冷却系）の系統図（1／4）（設計基準対象施設）【第 3-2-3-3 図】
・核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設のうち使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備（代替燃料プール冷却系）の系統図（2／4）（重大事故等対処設備）【第 3-2-3-4 図】
・核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設のうち使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備（代替燃料プール冷却系）の系統図（3／4）（設計基準対象施設）【第 3-2-3-5 図】
・核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設のうち使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備（代替燃料プール冷却系）の系統図（4／4）（重大事故等対処設備）【第 3-2-3-6 図】
・核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設 使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備（代替燃料プール冷却系）の構造図 代替燃料プール冷却系熱交換器【第 3-2-3-7 図】

1

・核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設 使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備（代替燃料プール冷却系）の構造図 代替燃料プール冷却系ポンプ【第 3-2-3-8 図】

2

Ⅴ-1-1-4-2-10 設定根拠に関する説明書

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-2-10 R0（代替燃料プール冷却系 代替燃料プール冷却系熱交換器）

3

名称

代替燃料プール冷却系熱交換器

容量（設計熱交換量）

MW/個

2.31 以上（2.31）

最高使用圧力MPa

一次側 0.98 ／ 二次側 0.98

最高使用温度℃

一次側 80 ／ 二次側 66

伝 熱 面 積

m2/個

個−数

1

【設定根拠】（概要）
重大事故等時に，核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設のうち使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備（代替燃料プール冷却系）として使用する代替燃料プール冷却系熱交換器は以下の機能を有する。
代替燃料プール冷却系熱交換器は，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能又は注水機能が喪失し，又は使用済燃料貯蔵槽からの水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位が低下

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-2-10 R1

した場合において使用済燃料貯蔵槽内の燃料体又は使用済燃料を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するために設置する。
系統構成は，使用済燃料貯蔵槽である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を介して循環させることで，使用済燃料プールを冷却できる設計とする。

1.

容量の設定根拠
代替燃料プール冷却系熱交換器を重大事故等時において使用する場合の容量は，設計基準対象施設である使用済燃料プール冷却浄化系熱交換器 2 個の合計容量 2.31 MW（平衡炉心の通常時燃料交換時にプールゲート閉鎖直後に発生する使用済燃料の崩壊熱であり最大熱負荷）と同じとし，2.31 MW/個以上とする。
公称値は，要求される容量と同じ 2.31 MW/個とする。
2.

最高使用圧力の設定根拠

2.1 一次側 0.98 MPa
代替燃料プール冷却系熱交換器を重大事故等時において使用する場合の一次側の使用圧力は，重大事故等時における代替燃料プール冷却系ポンプの使用圧力と同じ 0.98 MPa とする。

14

2.2 二次側 0.98 MPa
代替燃料プール冷却系熱交換器を重大事故等時において使用する場合の二次側の使用圧力
は，重大事故等時における緊急用海水系主配管「代替燃料プール冷却系配管分岐点〜代替燃料プール冷却系熱交換器」の使用圧力と同じ 0.98 MPa とする。
3．最高使用温度の設定根拠
3.1 一次側 80 ℃
代替燃料プール冷却系熱交換器を重大事故等時において使用する場合の一次側の使用温度は，重大事故等時における主配管「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」の使用温度と同じ 80 ℃とする。
3.2 二次側 66 ℃
代替燃料プール冷却系熱交換器を重大事故等時において使用する場合の二次側の使用温度
は，重大事故等時の定格条件における代替燃料プール冷却系熱交換器出口温度約 46 ℃を上NT2 補② Ⅴ-1-1-4-2-10 R0E

回る 66 ℃とする。
4. 伝熱面積の設定根拠
代替燃料プール冷却系熱交換器を重大事故等時において使用する場合の伝熱面積は，要求される容量（設計熱交換量）2.31 MW/個を満足するために必要な伝熱面積m2 を上回るm2/個以上とする。
公称値については，要求される伝熱面積であるm2/個を上回るm2/個とする。

5. 個数の設定根拠
代替燃料プール冷却系熱交換器は，重大事故等対処設備として使用済燃料プールの水を冷却するために必要な個数として 1 個設置する。

25

Ⅴ-1-1-4-2-11 設定根拠に関する説明書

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-2-11 R0（代替燃料プール冷却系 代替燃料プール冷却系ポンプ）

6

名称

代替燃料プール冷却系ポンプ

容量m3/h/個124 以上（124）揚程m

40 以上（40）最高使用圧力MPa0.98

最高使用温度℃

80

個―1kW/個30数

原動機出力【設定根拠】（概要）

重大事故等時に，核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設のうち使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備（代替燃料プール冷却系）として使用する代替燃料プール冷却系ポンプは以下の機能を有する。
代替燃料プール冷却系ポンプは，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能又は注水機能が喪失し，又は使用済燃料貯蔵槽からの水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位が低下した場合
NT2 補② Ⅴ-1-1-4-2-11 R0において使用済燃料貯蔵槽内の燃料体又は使用済燃料を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するために設置する。
系統構成は，使用済燃料貯蔵槽である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を介して循環させることで，使用済燃料プールを冷却できる設計とする。
1.

容量の設定根拠
重大事故等対処設備として使用する代替燃料プール冷却系ポンプの容量は，使用済燃料プール内に貯蔵する使用済燃料から発生する崩壊熱を冷却可能な容量として，124 m3/h/個以上とする。
公称値については，要求される容量と同じ 124 m3/h/個とする。

172. 揚程の設定根拠
代替燃料プール冷却系ポンプの揚程は，下記を考慮して決定する。
① 水源と移送先の圧力差：0 m② 静水頭：8 m

原子炉建屋運転床 EL.46500 mm とスキマサージタンク鏡板上端 EL.38800 mm の標高差（7.7 m≒8 m）③

配管・機器圧力損失 ：24 m④

合計：32 m

上記より，重大事故等対処設備として使用する代替燃料プール冷却系ポンプの揚程は，④の合計 32 m を上回る 40 m 以上とする。
公称値については，要求される揚程と同じ 40 m とする。

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-2-11 R0

3. 最高使用圧力の設定根拠
代替燃料プール冷却系ポンプを重大事故等時において使用する場合の使用圧力は，下記を考慮して決定する。
① 静水頭：0.18 MPa

18×0.00980665＝0.177≒0.18 MPa
18 m：原子炉建屋運転床 EL.46500 mm と原子炉建屋 4 階 EL.29000 mm の標高差（17.5≒18 m）②締切揚程：0.53 MPa

54 m×0.00980665＝0.530≒0.53 MPa
54 m③ 合計：代替燃料プール冷却系ポンプ締切揚程：0.71 MPa

上記より，代替燃料プール冷却系ポンプの使用圧力は，③の合計 0.71 MPa を上回る 0.98 MPaとする。
4. 最高使用温度の設定根拠
代替燃料プール冷却系は，使用済燃料プール水温を制限値 65 ℃以下に維持する設計としており，重大事故等時における代替燃料プール冷却系ポンプの使用温度は，65 ℃を上回る 80 ℃とする。

285.

原動機出力の設定根拠
代替燃料プール冷却系ポンプを重大事故等対処設備として使用する場合の原動機出力は，下記の式により，容量及び揚程を考慮して決定する。

Ｐｗ＝10 3 ρ g Ｑ Ｈ

Ｐｗ
η＝100Ｐ（引用文献：日本工業規格

Ｐ＝10 3 ρ g Ｑ Ｈ
η／100

Ｐ

：軸動力（kW）

ＪＩＳ Ｂ ０１３１(2002)「ターボポンプ用語」）

Ｐｗ ：水動力（kW）：密度（㎏/m3）

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-2-11 R0E

ρ

＝10002g：重力加速度（m/s ）＝9.80665

Ｑ：容量（m3/s）＝124／3600

Ｈ：揚程（m）＝40η

：ポンプ効率（％）（設計計画値）＝

10-3

1000 9.80665

Ｐ＝／1001243600

40＝

上記より，代替燃料プール冷却系ポンプの軸動力は≒kWkW を上回る出力とし，軸動力 30 kW/個とする。
6. 個数の設定根拠
代替燃料プール冷却系ポンプ（原動機含む）は，重大事故等対処設備として使用済燃料プールの水を冷却するために必要な個数として 1 個設置する。

39

Ⅴ-1-1-4-2-12 設定根拠に関する説明書

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-2-12 R0（代替燃料プール冷却系 主配管（常設））名

代替燃料プール冷却系配管分岐点〜
代替燃料プール冷却系ポンプ

称

最高使用圧力MPa

1.38，0.98

最高使用温度℃

80

外mm139.8，216.3

径【設定根拠】（概要）
本配管は，代替燃料プール冷却系配管分岐点から代替燃料プール冷却系ポンプまでを接続する配管であり，重大事故等対処設備として，代替燃料プール冷却系ポンプへ使用済燃料プールの水を供給するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-2-12 R0

1.1 最高使用圧力 1.38 MPa
重大事故等対処設備として使用する本配管の使用圧力は，重大事故等時における燃料プール冷却浄化系主配管「スキマサージタンク〜代替燃料プール冷却系配管分岐点」の使用圧力と同じ 1.38 MPa とする。
1.2 最高使用圧力 0.98 MPa
重大事故等対処設備として使用する本配管の使用圧力は，スキマサージタンクからの静水頭であり，これを上回る圧力として代替燃料プール冷却系ポンプの使用圧力と同じ 0.98 MPa とする。
2.

最高使用温度の設定根拠
重大事故等対処設備として使用する本配管の使用温度は，重大事故等時における燃料プール冷却浄化系主配管「スキマサージタンク〜代替燃料プール冷却系配管分岐点」の使用温度と同じ80 ℃とする。

1

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，エロージョン及び圧力損失・施工性等を考慮し，先行プラントのポンプ吸込配管の実績に基づいた標準流速を目安に選定し，139.8mm，216.3 mm とする。
流路面積流量

流速＊2Ｃ

ＤＥ

（A）

（m2）

（m3/h）（m/s）

6.6

1250.01259

8.2

2000.03138

外径

厚さ

呼び径

ＡＢ（mm）（mm）

139.8216.3

注記 ＊1：低圧水配管の標準流速

標準流速（m/s）

m/s を下回るため問題ない。

＊2：流速及びその他のパラメータとの関係は以下のとおりとする。

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-2-12 R0

Ｃ＝p・

Ｅ＝・2

Ａ ２・Ｂ

Ｄ・Ｃ

2

名

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

称

最高使用圧力MPa0.98

最高使用温度℃

80

外mm114.3，139.8，165.2

径【設定根拠】（概要）
本配管は，代替燃料プール冷却系ポンプから代替燃料プール冷却系熱交換器までを接続する配管であり，重大事故等対処設備として，代替燃料プール冷却系熱交換器へ使用済燃料プールの水を供給するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠
重大事故等対処設備として使用する本配管の使用圧力は，重大事故等時における代替燃料プーNT2 補② Ⅴ-1-1-4-2-12 R0

ル冷却系ポンプの使用圧力と同じ 0.98 MPa とする。
2.

最高使用温度の設定根拠
重大事故等対処設備として使用する本配管の使用温度は，重大事故等時における代替燃料プール冷却系ポンプの使用温度と同じ 80 ℃とする。

33.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，エロージョン及び圧力損失・施工性等を考慮し，先行プラントの低圧水配管の実績に基づいた標準流速を目安に選定し，114.3 mm，139.8 mm，165.2 mm とする。
流路面積

流量

流速＊2Ｃ

ＤＥ

（A）

（m2）

（m3/h）

（m/s）

6.0

100

0.00822

139.8

6.6

1250.01259

165.2

7.1

1500.01791

外径

厚さ

呼び径

ＡＢ

（mm）

（mm）

114.3

注記 ＊1：短期（非常時）使用時の目安

標準流速（m/s）

m/s と同じであり問題ない。

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-2-12 R0＊2：流速及びその他のパラメータとの関係は以下のとおりとする。

Ｃ＝p・

Ｅ＝・2

Ａ ２・Ｂ

Ｄ・Ｃ4

名

代替燃料プール冷却系熱交換器〜
代替燃料プール冷却系配管合流点

称

最高使用圧力MPa0.98，1.38

最高使用温度℃

80

外mm114.3，165.2

径【設定根拠】（概要）
本配管は，代替燃料プール冷却系熱交換器から代替燃料プール冷却系配管合流点までを接続する配管であり，重大事故等対処設備として，代替燃料プール冷却系熱交換器で冷却した使用済燃料プールの水を使用済燃料貯蔵プールへ戻すために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠

1.1 最高使用圧力 0.98 MPa

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-2-12 R0

重大事故等対処設備として使用する本配管の使用圧力は，重大事故等時における代替燃料プール冷却系ポンプの使用圧力と同じ 0.98 MPa とする。
1.2 最高使用圧力 1.38 MPa重大事故等対処設備として使用する本配管の使用圧力は，重大事故等時における燃料プール冷却浄化系主配管「代替燃料プール冷却系配管合流点〜残留熱除去系及び燃料プール冷却系配管合流点」の使用圧力と同じ 1.38 MPa とする。
最高使用温度の設定根拠

2.

重大事故等対処設備として使用する本配管の使用温度は，重大事故等時における代替燃料プール冷却系ポンプの使用温度と同じ 80 ℃とする。

53.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，エロージョン及び圧力損失・施工性等を考慮し，先行プラントの低圧水配管の実績に基づいた標準流速を目安に選定し，114.3 mm，165.2 mm とする。
流路面積流量

流速＊2Ｃ

ＤＥ

（A）

（m2）

（m3/h）（m/s）

6.0

1000.00822

7.1

1500.01791

外径厚さ

呼び径

ＡＢ（mm）（mm）

114.3165.2

注記 ＊1：短期（非常時）使用時の目安

標準流速
（m/s）

m/s と同じであり問題ない。

＊2：流速及びその他のパラメータとの関係は以下のとおりとする。

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-2-12 R0 E

Ｃ＝p・

Ｅ＝・

Ａ ２・Ｂ

Ｄ・Ｃ

62

工事計画認可申請

第 3-2-3 図

東海第二発電所
名称

核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設
使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備に係る機器の配置を明示した図面（3／4）
日本原子力発電株式会社
8807

17

工事計画認可申請

第 3-2-3-1 図

東海第二発電所
名称

核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設のうち使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備（代替燃料プール冷却系）に係る主配管の配置を明示した図面（1／2）
日本原子力発電株式会社
8601

18

工事計画認可申請

第 3-2-3-2 図

東海第二発電所
名称

核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設のうち使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備（代替燃料プール冷却系）に係る主配管の配置を明示した図面（2／2）
日本原子力発電株式会社
8813

19

第 3-2-3-1 図，第 3-2-3-2 図 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設のうち使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備（代替燃料プール冷却系）に係る主配管の配置を明示した図面 別紙
工事計画記載の公称値の許容範囲＊

管 NO.1

主要寸法

許容範囲（mm）
外径216.3±0.8 ％根

拠ＪＩＳ Ｇ ３４５６による材料公差【プラス側公差】

厚さ8.2

製造能力，製造実績を考慮したメーカ基準−12.5 ％

【マイナス側公差】
ＪＩＳ Ｇ ３４５６による材料公差

管 NO.1＊- 管継手

NT2 補② 公差表 R1

主要寸法

許容範囲

（mm）
外径

216.3

厚さ8.2＋2.4 mm

根拠ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差−1.6 mm＋規定しない−12.5 ％

同上

管 NO.2＊- 管継手
主要寸法

許容範囲（mm）
外径139.8厚さ6.6＋2.4 mm

根拠ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差−1.6 mm＋規定しない−12.5 ％

同上

管 NO.3＊
主要寸法

許容範囲（mm）
外径165.2±1.6 mm

根拠ＪＩＳ Ｇ ３４５６による材料公差【プラス側公差】

厚さ7.1

製造能力，製造実績を考慮したメーカ基準−12.5 ％

【マイナス側公差】
ＪＩＳ Ｇ ３４５６による材料公差120

工事計画記載の公称値の許容範囲（続き）
管 NO.3＊- 管継手
主要寸法

許容範囲（mm）
外径165.2

厚さ7.1＋2.4 mm

根拠ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差−1.6 mm＋規定しない−12.5 ％

同上

管 NO.4＊主要寸法

許容範囲（mm）
外径114.3±1 ％根

拠ＪＩＳ Ｇ ３４５６による材料公差NT2 補② 公差表 R1【プラス側公差】厚さ6.0

製造能力，製造実績を考慮したメーカ基準−12.5 ％

【マイナス側公差】
ＪＩＳ Ｇ ３４５６による材料公差

管 NO.4＊- 管継手
主要寸法

許容範囲

（mm）
外径114.3

厚さ6.0±1.6 mm

根拠ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差＋規定しない−12.5 ％

同上

管 NO.5＊
主要寸法

許容範囲

（mm）
外径

216.3

±0.8 ％

根拠

ＪＩＳ Ｇ ３４５６による材料公差【プラス側公差】

厚さ8.2

製造能力，製造実績を考慮したメーカ基準−12.5 ％

【マイナス側公差】
ＪＩＳ Ｇ ３４５６による材料公差221

工事計画記載の公称値の許容範囲（続き）
管 NO.5＊- 管継手
主要寸法

許容範囲

（mm）
外径216.3

厚さ8.2＋2.4 mm

根拠ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差−1.6 mm＋規定しない−12.5 ％

同上

管 NO.6＊
主要寸法

許容範囲

（mm）
外径165.2±1.6 mm

根拠

ＪＩＳ Ｇ ３４５６による材料公差NT2 補② 公差表 R1【プラス側公差】
厚さ7.1

製造能力，製造実績を考慮したメーカ基準−12.5 ％

【マイナス側公差】
ＪＩＳ Ｇ ３４５６による材料公差

管 NO.6＊- 管継手
主要寸法

許容範囲

（mm）
外径165.2

厚さ7.1＋2.4 mm

根拠ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差−1.6 mm＋規定しない−12.5 ％

同上

管 NO.7＊主要寸法

許容範囲（mm）

根拠

外径165.2

製造能力，製造実績を考慮したメーカ基準

厚さ7.1

同上

322

工事計画記載の公称値の許容範囲（続き）
管 NO.8＊主要寸法

許容範囲（mm）
外径165.2

±1 ％

根

拠

ＪＩＳ Ｇ ３４５９による材料公差【プラス側公差】

厚さ7.1

製造能力，製造実績を考慮したメーカ基準−12.5 ％

【マイナス側公差】
ＪＩＳ Ｇ ３４５９による材料公差

管 NO.8＊- 管継手
主要寸法

許容範囲

NT2 補② 公差表 R1E（mm）
外径165.2

厚さ7.1

注＋2.4 mm

根拠

ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差−1.6 mm＋規定しない−12.5 ％

同上

：主要寸法は，工事計画記載の公称値を示す。

注記 ＊：管の強度計算書の管 NO.を示す。

423

工事計画認可申請

第 3-2-3-3 図

東海第二発電所
核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設のうち使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備（代替燃料プール冷却系）の系統図（1／4）
称（設計基準対象施設）
名

日本原子力発電株式会社
8813

24

工事計画認可申請

第 3-2-3-4 図

東海第二発電所
核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設のうち使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備（代替燃料プール冷却系）の系統図（2／4）
称（重大事故等対処設備）
名

日本原子力発電株式会社
8813

25

26

27

第 3-2-3-7 図 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設 使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備（代替燃料プール冷却系）の構造図 代替燃料プール冷却系熱交換器 別紙
工事計画記載の公称値の許容範囲
主要寸法

許容範囲

NT2 補① 第 3-2-3-7 図 R1E（mm）

根

拠

伝熱板幅

358

製造能力，製造実績を考慮したメーカ基準

伝熱板高さ

932

同上

伝熱板厚さ0.7【プラス側公差】
製造能力，製造実績を考慮したメーカ基準【マイナス側公差】
強度評価は検定水圧試験によるため規定しない。

側板間長さ

778

製造能力，製造実績を考慮したメーカ基準

側板厚さ70.0【プラス側公差】
ＪＩＳ Ｇ ３１１８による材料公差【マイナス側公差】
製造能力，製造実績を考慮したメーカ基準

全長1671

注：主要寸法は，工事計画記載の公称値を示す。

−規定しない＋1.55 mm

製造能力，製造実績を考慮したメーカ基準

129

30

第 3-2-3-8 図 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設 使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備（代替燃料プール冷却系）の構造図 代替燃料プール冷却系ポンプ 別紙
工事計画記載の公称値の許容範囲
主要寸法

許容範囲

（mm）

根

拠

125.0

製造能力，製造実績を考慮したメーカ基準

吐出口径

125.0

同上

ケーシング厚さ

19.0

同上

たて500

同上

横1080

同上

高さ

850

同上

注：主要寸法は，工事計画記載の公称値を示す。

NT2 補① 第 3-2-3-8 図 R1E

吸込口径131