まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ： 重大事故等対処設備について章/項番号：2.1.2 耐震設計の基本方針【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

1

章番号

2.1.2

ページ番号

2.1.2-22

2.1.2

2.1.2-3

3

2.1.2

2.1.2-3

4

5

2.1.2

2.1.2

2.1.2-3

2.1.2-5

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前(3) 常設重大事故防止設備（設計基準拡張）（記載なし）
設計基準対象施設のうち，重大事故等時に機能を期待する設備であって，重大事故の発生を防止する機能を有する（1）以外の常設のもの(4) 可搬型重大事故等対処設備
重大事故等対処設備であって可搬型のもの(4) 常設重大事故防止設備（設計基準拡張）が設置される重大事故等対処 （記載なし）
施設
当該設備が属する耐震重要度分類のクラスに適用される地震力に十分に耐えることができるように設計する。
(5) 可搬型重大事故等対処設備
地震による周辺斜面の崩壊，溢水，火災等の影響を受けない場所に適切に保管する。
また，常設耐震重要重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備又は常設 また，常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置
重大事故防止設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類がS される重大事故等対処施設は，Ｂクラス及びＣクラスの施設，常設耐震重要
クラスのもの）が設置される重大事故等対処施設は，Bクラス及びCクラスの 重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備が設置される重大事故等施設，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又は 対処施設，可搬型重大事故等対処設備，常設重大事故防止設備及び常設
常設重大事故防止設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分 重大事故緩和設備のいずれにも属さない常設の重大事故等対処施設の波類がBクラス又はCクラスのもの）が設置される重大事故等対処施設，可搬型 及的影響によって，重大事故等に対処するために必要な機能を損なわない
重大事故等対処設備，常設重大事故防止設備及び常設重大事故緩和設備 ように設計する。
並びに常設重大事故防止設備（設計基準拡張）のいずれにも属さない常設の重大事故等対処施設の波及的影響によって，重大事故等に対処するために必要な機能を損なわないように設計する。
第2項について第2項について
常設耐震重要重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備又は常設重大事 常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置される故防止設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類がSクラス 重大事故等対処施設については，基準地震動による地震力によって生じるのもの）が設置される重大事故等対処施設については，基準地震動による地 おそれがある周辺斜面の崩壊に対して，重大事故等に対処するために必要
震力によって生じるおそれがある周辺斜面の崩壊に対して，重大事故等に対 な機能が損なわれるおそれがない場所に設置する。
処するために必要な機能が損なわれるおそれがない場所に設置する。
(4) 常設重大事故防止設備（設計基準拡張）が設置される重大事故等対処 （記載なし）
施設（特定重大事故等対処施設を除く。）
当該設備が属する耐震重要度分類のクラスに適用される地震力に十分に耐えることができるように設計する。

変更理由

⑤

⑤

⑤

⑤

⑤

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No.

6

章番号

2.1.2

7

2.1.2

8

2.1.2

9

2.1.2

10

11

2.1.2

2.1.2

ページ番号

2.1.2-5

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前(5) 可搬型重大事故等対処設備(4) 可搬型重大事故等対処設備
地震による周辺斜面の崩壊，溢水，火災等の影響を受けない場所に適切に 地震，津波，溢水及び火災に対して可搬型重大事故防止設備は，設計基準保管する。
事故対処設備等及び常設重大事故防止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備等の配置も含めて常設重大事故防止設
備と位置的分散を図り複数箇所に保管する。

(6) 常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置さ (5) 常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置される重大事故等対処施設については，基準地震動による地震力が作用した れる重大事故等対処施設については，基準地震動による地震力が作用した
場合においても，接地圧に対する十分な支持力を有する地盤に設置する。 場合においても，接地圧に対する十分な支持力を有する地盤に設置する。
また，常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備が設 また，常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備が設置される重大事故等対処施設については，代替する機能を有する設計基準 置される重大事故等対処施設については， 代替する機能を有する設計基準
2.1.2-5～6
事故対処設備が属する耐震重要度分類のクラスに適用される地震力，常設 事故対処設備が属する耐震重要度分類のクラスに適用される地震力が作用
重大事故防止設備（設計基準拡張）が設置される重大事故等対処施設につ した場合においても，接地圧に対する十分な支持力を有する地盤に設置すいては，当該設備が属する耐震重要度分類のクラスに適用される地震力が る。
作用した場合においても，接地圧に対する十分な支持力を有する地盤に設置する。
(8) 常設耐震重要重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備又は常設重 (7) 常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置さ
大事故防止設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類がSク れる重大事故等対処施設の土木構造物は，基準地震動による地震力に対し
2.1.2-6 ラスのもの）が設置される重大事故等対処施設の土木構造物は，基準地震 て，重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるおそれがないよ
動による地震力に対して，重大事故等に対処するために必要な機能が損な うに設計する。
われるおそれがないように設計する。
(10) 常設耐震重要重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備又は常設重 (9) 常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置さ
大事故防止設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類がSク れる重大事故等対処施設が，Ｂクラス及びＣクラスの施設，常設耐震重要重ラスのもの）が設置される重大事故等対処施設が，Bクラス及びCクラスの施 大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備が設置される重大事故等対設，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又は常 処施設，可搬型重大事故等対処設備，並びに常設重大事故防止設備及び設重大事故防止設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類 常設重大事故緩和設備のいずれにも属さない常設の重大事故等対処施設
2.1.2-6 がBクラス又はCクラスのもの）が設置される重大事故等対処施設，可搬型重 の波及的影響によって， 重大事故等に対処するために必要な機能を損なわ
大事故等対処設備，常設重大事故防止設備及び常設重大事故緩和設備並 ないように設計する。
びに常設重大事故防止設備（設計基準拡張）のいずれにも属さない常設の重大事故等対処施設の波及的影響によって，重大事故等に対処するために必要な機能を損なわないように設計する。

2.1.2-7

2.1.2-8(13) 常設耐震重要重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備又は常設重 (12) 常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置さ
大事故防止設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類がSク れる重大事故等対処施設は，基準地震動による基礎地盤の傾斜に対する影
ラスのもの）が設置される重大事故等対処施設は，地震動及び地殻変動によ 響を適切に考慮し，安全機能が損なわれるおそれがないように設計する。
る基礎地盤の傾斜が基本設計段階の目安値である1/2,000を上回る場合，
傾斜に対する影響を地震力に考慮する。
（3） 常設重大事故防止設備（設計基準拡張）－
設計基準対象施設のうち，重大事故等時に機能を期待する設備であって，重大事故の発生を防止する機能を有する（1）以外の常設のもの

変更理由

⑤

⑤

⑤

⑤

⑤

⑤

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No.

章番号

ページ番号

12

2.1.2

2.1.2-913

2.1.2

2.1.2-9

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前(1) 静的地震力(1) 静的地震力
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又は常設重 常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備が設置され大事故防止設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類がBク る重大事故等対処施設について，「設計基準対象施設について 第4条：地ラス又はCクラスのもの）が設置される重大事故等対処施設について，「設計 震による損傷の防止 第1部 1.4.1.3 地震力の算定方法」の「(1)静的地震
基準対象施設について 第4条：地震による損傷の防止 第1部 1.4.1.3 地 力」に示すＢクラス又はＣクラスの施設に適用する静的地震力を適用する。
震力の算定方法」の「(1)静的地震力」に示すBクラス又はCクラスの施設に適用する静的地震力を適用する。
(2) 動的地震力(2) 動的地震力
常設耐震重要重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備又は常設重大事 常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置される故防止設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類がSクラス 重大事故等対処施設について，「設計基準対象施設について 第4条：地震のもの）が設置される重大事故等対処施設について，「設計基準対象施設に による損傷の防止 第1部 1.4.1.3 地震力の算定方法」の「(2)動的地震力」
ついて 第4条：地震による損傷の防止 第1部 1.4.1.3 地震力の算定方法」 に示す入力地震動を用いた地震応答解析による地震力を適用する。
の「(2)動的地震力」に示す入力地震動を用いた地震応答解析による地震力 常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備が設置されを適用する。
る重大事故等対処施設のうち，Ｂクラスの施設の機能を代替する共振のおそ
常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備が設置され れのある施設については，「設計基準対象施設について 第4条：地震によるる重大事故等対処施設のうち，Bクラスの施設の機能を代替する共振のおそ 損傷の防止 第1部 1.4.1.3 地震力の算定方法」の「(2)動的地震力」に示すれのある施設，常設重大事故防止設備（設計基準拡張）が設置される重大事 共振のおそれのあるＢクラスの施設に適用する地震力を適用する。
故等対処施設のうち，当該設備が属する耐震重要度分類がBクラスで共振の 常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置される
おそれのある施設については，「設計基準対象施設について 第4条：地震に 重大事故等対処施設の土木構造物については，「設計基準対象施設についよる損傷の防止 第1部 1.4.1.3 地震力の算定方法」の「(2)動的地震力」に て 第4条：地震による損傷の防止 第1部 1.4.1.3 地震力の算定方法」の示す共振のおそれのあるBクラスの施設に適用する地震力を適用する。
「(2)動的地震力」に示す屋外重要土木構造物に適用する地震力を適用す
常設耐震重要重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備又は常設重大事 る。
故防止設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類がSクラスのもの）が設置される重大事故等対処施設の土木構造物については，「設計基準対象施設について 第4条：地震による損傷の防止 第1部 1.4.1.3 地
震力の算定方法」の「(2)動的地震力」に示す屋外重要土木構造物に適用する地震力を適用する。

変更理由

⑤

⑤

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No.

章番号

14

2.1.2

15

2.1.2

16

2.1.2

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

2.1.2-12～ 常設耐震重要重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備又は常設重大事 常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備
18
故防止設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類がSクラス
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又は常設重 常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備
2.1.2-13,15,
大事故防止設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類がBク
16,17,18
ラス又はCクラスのもの）(c) 常設耐震重要重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備又は常設重 (c) 常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置さ
大事故防止設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類がSク れる重大事故等対処施設の建物・構築物については，常時作用している荷ラスのもの）が設置される重大事故等対処施設の建物・構築物については， 重，設計基準事故時の状態及び重大事故等時の状態で施設に作用する荷常時作用している荷重，設計基準事故時の状態及び重大事故等時の状態で 重のうち，地震によって引き起こされるおそれがない事象による荷重は，その施設に作用する荷重のうち，地震によって引き起こされるおそれがない事象 事故事象の発生確率，継続時間及び地震動の年超過確率の関係を踏まえ，による荷重は，その事故事象の発生確率，継続時間及び地震動の年超過確 適切な地震力(基準地震動又は弾性設計用地震動による地震力) と組み合率の関係を踏まえ，適切な地震力(基準地震動又は弾性設計用地震動によ わせる。事故発生後，通常運転時の状態を超える期間が長期にわたるため，
る地震力)と組み合わせる。この組み合わせについては，事故事象の発生確 適切な地震力との組合せを考慮する観点で，弾性設計用地震動による地震率，継続時間及び地震動の年超過確率の積等を考慮し，工学的，総合的に 力と組み合わせる期間（前半期間），基準地震動による地震力と組み合わせ勘案の上設定する。なお，継続時間については対策の成立性も考慮した上 る期間（後半期間）に分けて組み合わせを設定する。この組み合わせについては，事故事象の発生確率，継続時間及び地震動の超過確率の積等を考慮
2.1.2-13 で設定する。
以上を踏まえ，原子炉格納容器バウンダリを構成する施設（原子炉格納容器 し，工学的，総合的に勘案の上設定する。なお，継続時間については対策の内の圧力，温度の条件を用いて評価を行うその他の施設を含む。）について 成立性も考慮した上で設定する。
は，いったん事故が発生した場合，長時間継続する事象による荷重と弾性設 以上を踏まえ，原子炉格納容器バウンダリを構成する施設（原子炉格納容器
計用地震動による地震力とを組み合わせ，その状態からさらに長期的に継 内の圧力，温度の条件を用いて評価を行うその他の施設を含む。）について
続する事象による荷重と基準地震動による地震力を組み合わせる。また，そ は，いったん事故が発生した場合，長時間継続する事象のうち，最大荷重との他の施設については，いったん事故が発生した場合，長時間継続する事 弾性設計用地震動による地震力を組み合わせ，後半期間における荷重と基象による荷重と基準地震動による地震力とを組み合わせる。
準地震動による地震力を組み合わせる。また，その他の施設については，
いったん事故が発生した場合，長時間継続する事象による荷重と，基準地震動による地震力を組み合わせる。

変更理由
⑤
⑤

⑤

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No.

17

変更後

③評価進捗による変更・修正

章番号

ページ番号

変更前

2.1.2

(c) 常設耐震重要重大事故防止設備，常設重大事故緩和設備又は常設重 (c) 常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置さ
大事故防止設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類がSク れる重大事故等対処施設の機器・配管系については，運転時の異常な過渡ラスのもの）が設置される重大事故等対処施設の機器・配管系については， 変化時の状態，設計基準事故時の状態及び重大事故等時の状態で作用す
運転時の異常な過渡変化時の状態，設計基準事故時の状態及び重大事故 る荷重のうち地震によって引き起こされるおそれがない事象による荷重は，等時の状態で作用する荷重のうち地震によって引き起こされるおそれがない その事故事象の発生確率，継続時間及び地震動の年超過確率の関係を踏
事象による荷重は，その事故事象の発生確率，継続時間及び地震動の年超 まえ，適切な地震力（基準地震動又は弾性設計用地震動による地震力）と組
過確率の関係を踏まえ，適切な地震力（基準地震動又は弾性設計用地震動 み合わせる。事故発生後，通常運転時の状態を超える期間が長期にわたるによる地震力）と組み合わせる。この組み合わせについては，事故事象の発 ため，適切な地震力との組合せを考慮する観点で，弾性設計用地震動によ
生確率，継続時間及び地震動の年超過確率の積等を考慮し，工学的，総合 る地震力と組み合わせる期間（前半期間），基準地震動による地震力と組み的に勘案の上設定する。なお，継続時間については対策の成立性も考慮し 合わせる期間（後半期間）に分けて組合せを設定する。この組み合わせにつた上で設定する。
いては，事故事象の発生確率，継続時間及び地震動の超過確率の積等を考
以上を踏まえ，重大事故等時の状態で作用する荷重と地震力（基準地震動 慮し，工学的，総合的に勘案の上設定する。なお，継続時間については対策
2.1.2-14,15 又は弾性設計用地震動による地震力）との組合せについては，以下を基本 の成立性も考慮した上で設定する。
設計とする。原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する設備については，いっ 以上を踏まえ，原子炉冷却材圧力バウンダリを構成する設備については，
たん事故が発生した場合，長時間継続する事象による荷重と弾性設計用地 いったん事故が発生した場合，長時間継続する事象のうち，前半期間におけ震動による地震力とを組み合わせ，その状態からさらに長期的に継続する事 る荷重と弾性設計用地震動による地震力を組み合わせ，後半期間における象による荷重と基準地震動による地震力を組み合わせる。原子炉格納容器 荷重と基準地震動による地震力を組み合わせる。また，原子炉格納容器バ
バウンダリを構成する設備（原子炉格納容器内の圧力，温度の条件を用いて ウンダリを構成する設備（ 原子炉格納容器内の圧力，温度の条件を用いて評価を行うその他の施設を含む。）については，いったん事故が発生した場 評価を行うその他の施設を含む。）については，いったん事故が発生した場
合，長時間継続する事象による荷重と弾性設計用地震動による地震力とを 合，長時間継続する事象のうち，最大荷重と弾性設計用地震動による地震
組み合わせ，その状態からさらに長期的に継続する事象による荷重と基準 力を組み合わせ，後半期間における荷重と基準地震動による地震力を組み地震動による地震力を組み合わせる。その他の施設については，いったん事 合わせる。また，その他の施設については，いったん事故が発生した場合，故が発生した場合，長時間継続する事象による荷重と基準地震動による地 長時間継続する事象による荷重と，基準地震動による地震力を組み合わせ
震力とを組み合わせる。
る。

変更理由

⑤

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まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

18

19

章番号

2.1.2

2.1.2

ページ番号

2.1.2-19

2.1.2-20③評価進捗による変更・修正

変更後

変更前

なお，耐震重要度分類の下位のクラスに属する施設の波及的影響について
は，Bクラス及びCクラスの施設に加え，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又は常設重大事故防止設備（設計基準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類がBクラス又はCクラスのもの）が設置される重大事故等対処施設，可搬型重大事故等対処設備，常設重大事故防止設備及び常設重大事故緩和設備並びに常設重大事故防止設備（設計基準拡張）のいずれにも属さない常設の重大事故等対処施設の影響についても評価する。
また，可搬型重大事故等対処設備については，地震による周辺斜面の崩壊，溢水，火災等の影響を受けない場所に適切な保管がなされていることを併せて確認する。

なお，下位クラス施設の波及的影響については，Ｂクラス及びＣクラスの施設に加え，常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重大事故防止設備が設置される重大事故等対処施設，可搬型重大事故等対処設備，常設重大事
故防止設備及び常設重大事故緩和設備のいずれにも属さない常設の重大事故等対処施設の影響についても評価する。
また，可搬型重大事故等対処設備については，「2.1.1.2.1 重大事故等対処
施設の耐震設計の基本方針」の(4)に示す方針に従い，適切な保管がなされていることを併せて確認する。

Bクラス及びCクラスの施設，常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設重 Ｂクラス及びＣクラスの施設，常設耐震重要重大事故防止設備以外の常設
大事故防止設備又は常設重大事故防止設備（設計基準拡張）（当該設備が 重大事故防止設備が設置される重大事故等対処施設，可搬型重大事故等
属する耐震重要度分類がBクラス又はCクラスのもの）が設置される重大事故 対処設備，常設重大事故防止設備及び常設重大事故緩和設備のいずれに等対処施設，可搬型重大事故等対処設備，常設重大事故防止設備及び常 も属さない常設の重大事故等対処施設は，原則，常設耐震重要重大事故防設重大事故緩和設備並びに常設重大事故防止設備（設計基準拡張）のいず 止設備又は常設重大事故緩和設備が設置される重大事故等対処施設に対れにも属さない常設の重大事故等対処施設は，原則，常設耐震重要重大事 して離隔をとり配置する，若しくは基準地震動に対し構造強度を保つように故防止設備，常設重大事故緩和設備又は常設重大事故防止設備（設計基 し，常設耐震重要重大事故防止設備又は常設重大事故緩和設備が設置さ準拡張）（当該設備が属する耐震重要度分類がSクラスのもの）が設置される れる重大事故等対処施設の重大事故等に対処するために必要な機能を損
重大事故等対処施設に対して離隔をとり配置する，若しくは基準地震動に対 なわない設計とする。
し構造強度を保つようにし，常設耐震重要重大事故防止設備，常設重大事
故緩和設備又は常設重大事故防止設備（設計基準拡張）（当該設備が属す
る耐震重要度分類がSクラスのもの）が設置される重大事故等対処施設の重大事故等に対処するために必要な機能を損なわない設計とする。

変更理由

⑤

⑤

6/17

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

20

章番号

2.1.2

ページ番号

2.1.2-21

変更後

変更前③評価進捗による変更・修正

変更理由

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所
緊急時対策所については，事務建屋のうち免震構造を有する免震重要棟に（対策本部）及び5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）から構成され 「免震重要棟内緊急時対策所」と，5号炉原子炉建屋内に耐震構造の「5号炉る。5号炉原子炉建屋内緊急時対策所については，基準地震動による地震力 原子炉建屋内緊急時対策所」の2拠点で機能を構成する。地震に対して多様に対して，重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるおそれが な頑健性を有する二つの緊急時対策所により，重大事故等が発生した場合ないように設計する。
においても，当該事故等に対処するための適切な措置が講じることができる
5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）を設置する5号炉原子炉建屋 設計とする。
については，耐震構造とし，基準地震動による地震力に対して，遮蔽性能を 「免震重要棟内緊急時対策所」については，建物上屋変位量75cm 未満の地確保する。また，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）の居住性を 震力に対し機能を喪失しない設計とする。
確保するため，鋼製の高気密室を設置し，基準地震動による地震力に対し 「5号炉原子炉建屋内緊急時対策所」については，基準地震動による地震力て，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）換気設備の性能とあいに対して，重大事故等に対処するために必要な機能が損なわれるおそれが②
まって十分な気密性を確保する。
ないように設計する。建物については，耐震構造とし，遮へい性能を担保す（ＳＡ設備追加変また，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）を設置する5号炉原子 る。また，緊急時対策所内の居住性を確保するため，緊急時対策所換気設
更）炉建屋及び5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）内に設置する室 備の性能とあいまって十分な気密性を確保できるよう，基準地震動による地内遮蔽については，基準地震動による地震力に対して，遮蔽性能を確保す 震力に対し，過度な破損・変形等が生じない設計とする。
る。また，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）の居住性を確保するため，基準地震動による地震力に対して，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）換気設備の性能とあいまって十分な気密性を確保する。

7/17

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

変更前

定義

1.常設耐震重要重大事
故防止設備以外の常設重大事故防止設備

常設重大事故防止設備であって，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以外のもの（[ ]内は、設計基準事故対処施設を

設備分類

定義

1.常設耐震重要重大事
故防止設備以外の常設重大事故防止設備

常設重大事故防止設備であって，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以外のもの(2)計測制御系統施設
・無線連絡設備（常設）[C]・無線連絡設備（屋外アンテナ）[伝送路] [C](3)非常用取水設備
・スクリーン室[C]・取水路[C]

21

2.1.2

2.1.2-22（[ ]内は、設計基準事故対処施設を兼ねる設備の耐震重要度分類）

兼ねる設備の耐震重要度分類）(1) 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設
・使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）
・使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA広域）[C]

変更理由

主要設備

主要設備
設備分類

③評価進捗による変更・修正(1)原子炉冷却系統施設
・原子炉隔離時冷却系ポンプ[Ｓ]・高圧炉心注水系ポンプ［Ｓ］
・高圧炉心注水系注入隔離弁[Ｓ]・残留熱除去系ポンプ[Ｓ]・残留熱除去系熱交換器[Ｓ]・原子炉補機冷却系中間ループ循環ポンプ[Ｓ]・原子炉補機冷却系熱交換器[Ｓ]・原子炉補機冷却系海水ポンプ[Ｓ](2)計測制御系統施設
・原子炉隔離時冷却系系統流量[Ｓ]・高圧炉心注水系系統流量[Ｓ]・残留熱除去系系統流量[Ｓ]・残留熱除去系ポンプ吐出圧力[Ｂ]・無線連絡設備（常設）[Ｃ]・衛星電話設備（常設）[Ｃ](3)非常用電源設備
・非常用ディーゼル発電機[Ｓ]・燃料ディタンク[Ｓ]・燃料移送ポンプ[Ｓ]・直流125V蓄電池B[Ｓ]・直流125V蓄電池C[Ｓ]・直流125V蓄電池D[Ｓ]・直流125V充電器B[Ｓ]・直流125V充電器C[Ｓ]・直流125V充電器D[Ｓ]②，⑤（ＳＡ設備追加，変更，名称変更，削除，別表第二
分類毎での並び
かえ）

8/17

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

変更前

主要設備
設備分類

定義

2.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（[ ]内は、設計基準事故対処施設を

2.1.2

2.1.2-23(1)原子炉本体
・原子炉圧力容器[S](2)核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設
・使用済燃料プール[S]・燃料プール代替注水系配管・弁［流路］
・常設スプレイヘッダ
・燃料プール冷却浄化系ポンプ[B]・燃料プール冷却浄化系熱交換器[B]・燃料プール冷却浄化系配管・弁・スキマサージタンク・
ディフューザ［流路］[S,B](3)原子炉冷却系統施設
・高圧代替注水系ポンプ
・高圧代替注水系（蒸気系）配管・弁［流路］
・主蒸気系配管・弁・クエンチャ［流路］[S,B]
・原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁［流路］[S]・高圧代替注水系（注水系）配管・弁［流路］
・復水補給水系配管・弁［流路］[B]・高圧炉心注水系配管・弁［流路］[S]・残留熱除去系配管・弁（7 号炉のみ）［流路］[S]・給水系配管・弁・スパージャ［流路］[S]・逃がし安全弁［操作対象弁］[S]・逃がし弁機能用アキュムレータ[S]・自動減圧機能用アキュムレータ[S]・復水移送ポンプ[B]・残留熱除去系配管・弁・スパージャ・残留熱除去系熱交換器［流路］[S]・原子炉補機冷却系配管・弁・サージタンク［流路］[S]・主排気筒（内筒）［流路］[S]

変更理由

主要設備
設備分類

定義

2.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

兼ねる設備の耐震重要度分類）

22③評価進捗による変更・修正（[ ]内は、設計基準事故対処施設を兼ねる設備の耐震重要度分類）(1)原子炉本体
・原子炉圧力容器[Ｓ](2)核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設
・使用済燃料プール[Ｓ]・制御棒[Ｓ]・常設スプレイヘッダ[Ｓ]・燃料プール冷却浄化系ポンプ[Ｂ]・燃料プール冷却浄化系熱交換器[Ｂ](3)原子炉冷却系統施設
・高圧代替注水系ポンプ・逃がし安全弁[Ｓ]・逃がし弁機能用アキュムレータ[Ｓ]・自動減圧機能用アキュムレータ[Ｓ]・復水貯蔵槽[Ｂ]・復水移送ポンプ[Ｂ]②，⑤（ＳＡ設備追加，変更，名称変更，削除，別表第二
分類毎での並び
かえ）

9/17

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

主要設備
主要設備

設備分類

定義

（[ ]内は、設計基準事故対処施設を

2.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(4)計測制御系統施設
・ATWS 緩和設備（代替制御棒挿入機能）
・制御棒[S]・制御棒駆動機構（水圧駆動）[S]・制御棒駆動系水圧制御ユニット[S]・制御棒駆動系配管［流路］[S]・ATWS 緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）・ほう酸水注入系ポンプ[S]・ほう酸水注入系貯蔵タンク[S]・ほう酸水注入系配管・弁［流路］[S]・高圧炉心注水系配管・弁・スパージャ［流路］[S]・代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）
・自動減圧系の起動阻止スイッチ[S]・高圧窒素ガス供給系配管・弁［流路］[S,C]・自動減圧機能用アキュムレータ［流路］[S]・逃がし弁機能用アキュムレータ［流路］[S]・起動領域モニタ[S]・平均出力領域モニタ[S]・復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）
・復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）・高圧代替注水系系統流量
・原子炉水位（広帯域）,原子炉水位（燃料域）[S]・原子炉圧力[S]・原子炉圧力（SA）
・原子炉水位（SA）
・格納容器内圧力（D/W）
・格納容器内圧力（S/C）
・サプレッション・チェンバ気体温度
・ドライウェル雰囲気温度
・サプレッション・チェンバ・プール水温度
・サプレッション・チェンバ・プール水位・フィルタ装置水位・フィルタ装置入口圧力・フィルタ装置水素濃度・フィルタ装置金属フィルタ差圧・フィルタ装置スクラバ水 pH
・復水貯蔵槽水位（SA）
・復水移送ポンプ吐出圧力・高圧窒素ガス供給系 ADS 入口圧力[C]・高圧窒素ガス供給系窒素ガスボンベ出口圧力[C]・ドレンタンク水位

設備分類

定義

2.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

兼ねる設備の耐震重要度分類）

23

2.1.2

2.1.2-24(5)放射線管理施設
・格納容器内雰囲気放射線レベル（D/W）[S]・格納容器内雰囲気放射線レベル（S/C）[S]・フィルタ装置出口放射線モニタ
・耐圧強化ベント系放射線モニタ
・使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
・中央制御室遮蔽[S]・中央制御室換気空調系給排気隔離弁（MCR 外気取入ダンパ，
MCR 非常用外気取入ダンパ，MCR 排気ダンパ）［流路］[S]・中央制御室換気空調系ダクト（MCR 外気取入ダクト，MCR 排気ダクト）［流路］[S]・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）遮蔽・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）遮蔽・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）室内遮蔽（[ ]内は、設計基準事故対処施設を兼ねる設備の耐震重要度分類）(4)計測制御系統施設
・ATWS緩和設備（代替制御棒挿入機能）
・制御棒駆動機構（水圧駆動）[Ｓ]・制御棒駆動系水圧制御ユニット[Ｓ]・ATWS緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）・ほう酸水注入系ポンプ[Ｓ]・ほう酸水注入系貯蔵タンク[Ｓ]・代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）
・自動減圧系の起動阻止スイッチ
・起動領域モニタ[Ｓ]・平均出力領域モニタ[Ｓ]・復水補給水系流量（原子炉圧力容器）
・復水補給水系流量（原子炉格納容器）
・高圧代替注水系系統流量・復水補給水系温度（代替循環冷却）・原子炉水位[Ｓ]・原子炉圧力[Ｓ]・原子炉水位（ＳＡ）[Ｓ]・原子炉圧力（ＳＡ）[Ｓ]・格納容器内圧力（Ｄ／Ｗ）[Ｓ]・格納容器内圧力（Ｓ／Ｃ）[Ｓ]・サプレッション・チェンバ気体温度[Ｃ]・ドライウェル雰囲気温度[Ｃ]・サプレッション・チェンバ・プール水温度[Ｓ]・サプレッション・チェンバ・プール水位[Ｓ]・フィルタ装置水位・フィルタ装置入口圧力・フィルタ装置水素濃度・フィルタ装置金属フィルタ差圧・フィルタ装置スクラバ水pH
・復水貯蔵槽水位 （ＳＡ）
・復水移送ポンプ吐出圧力(5)放射線管理施設
・格納容器内雰囲気放射線レベル（Ｄ／Ｗ）[Ｓ]・格納容器内雰囲気放射線レベル（Ｓ／Ｃ）[Ｓ]・フィルタ装置出口放射線モニタ
・使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ，低レンジ）[Ｃ]・中央制御室遮蔽[Ｓ]・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）遮蔽・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）遮蔽・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所高気密室（対策本部）
・5 号炉原子炉建屋内緊急対策所（対策本部）二酸化炭素吸収装置
・負荷変圧器・交流分電盤②，⑤（ＳＡ設備追加，変更，名称変更，削除，別表第二
分類毎での並び
かえ）

10/17

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由
主要設備

主要設備
設備分類

定義

24

2.1.2

2.1.2-25

常設重大事故防止設備であって，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

定義

2.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(6)原子炉格納施設
・原子炉格納容器[S]・原子炉建屋ブローアウトパネル
・耐圧強化ベント系（W/W)配管・弁［流路］[S]・遠隔手動弁操作設備
・遠隔空気駆動弁操作設備配管・弁［流路］
・不活性ガス系配管・弁［流路］[S,C]・耐圧強化ベント系（D/W)配管・弁［流路］[S]・残留熱除去系配管・弁［流路］[S]・格納容器スプレイ・ヘッダ［流路］[S]・フィルタ装置
・よう素フィルタ
・ラプチャーディスク
・ドレン移送ポンプ
・ドレンタンク・フィルタベント遮蔽壁
・配管遮蔽・格納容器圧力逃がし装置配管・弁［流路］
・耐圧強化ベント系配管・弁［流路］[S]・CSP 外部補給配管・弁［流路］
・復水貯蔵槽[B]・非常用ガス処理系配管・弁［流路］[S](7)非常用電源設備
・AM 用切替装置（SRV）
・第一ガスタービン発電機
・軽油タンク[S]・第一ガスタービン発電機用燃料タンク
・第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ
・軽油タンク出口ノズル・弁［燃料流路］
・第一ガスタービン発電機用燃料移送系配管・弁［燃料流路］
・直流 125V 蓄電池 A[S]・直流 125V 蓄電池 A-2[S]・直流 125V 蓄電池 B[S]・AM 用直流 125Ⅴ蓄電池
・直流 125V 充電器 A[S]・直流 125V 充電器 A-2[S]・直流 125V 充電器 B[S]・AM 用直流 125Ⅴ充電器
・緊急用断路器
・緊急用電源切替箱断路器
・緊急用電源切替箱接続装置
・AM用動力変圧器
・AM用MCC・AM用操作盤
・AM用切替盤[S]・非常用高圧母線 C 系[S]・非常用高圧母線D系[S]・号炉間電力融通ケーブル（常設）・M/C C電圧
・M/C D電圧
・第一GTG発電機電圧・非常用D/G発電機電圧・非常用D/G発電機電力
・非常用 D/G 発電機周波数（[ ]内は、設計基準事故対処施設を兼ねる設備の耐震重要度分類）（[ ]内は、設計基準事故対処施設を兼ねる設備の耐震重要度分類）

2.常設耐震重要重大事
故防止設備

設備分類

(6)原子炉格納施設
・原子炉格納容器[Ｓ]・フィルタ装置
・よう素フィルタ
・ドレン移送ポンプ
・ドレンタンク・フィルタベント遮蔽壁
・配管遮蔽・代替格納容器圧力逃がし装置室空調・遠隔手動弁操作設備(7)非常用電源装置
・AM用切替装置（SRV）
・第一ガスタービン発電機
・第一ガスタービン発電機用燃料タンク
・第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ
・直流125V蓄電池A [Ｓ]・直流125V蓄電池A-2 [Ｓ]・直流125V充電器A [Ｓ]・直流125V充電器A-2 [Ｓ]・AM用直流125Ⅴ蓄電池
・AM用直流125Ⅴ充電器
・非常用高圧母線C系[Ｓ]・非常用高圧母線D系[Ｓ]・軽油タンク[Ｓ]・号炉間電力融通ケーブル
・緊急用断路器
・緊急用電源切替箱断路器
・緊急用電源切替箱接続装置
・AM用動力変圧器
・AM用MCC・AM用切替盤
・AM用操作盤②，⑤（ＳＡ設備追加，変更，名称変更，削除，別表第二
分類毎での並び
かえ）

11/17

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由

主要設備
設備分類

定義

2.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（[ ]内は、設計基準事故対処施設を兼ねる設備の耐震重要度分類）(7)非常用電源設備（続き）
・非常用D/G発電機電圧（他号炉）
・非常用D/G発電機電力（他号炉）
・非常用D/G発電機周波数（他号炉）
・P/C C-1電圧
・P/C D-1電圧・P/C C-1電圧（他号炉）
・P/C D-1電圧（他号炉）
・直流125V主母線盤A電圧・直流125V主母線盤B電圧・直流125V充電器盤A-2蓄電池電圧
・AM用直流125V充電器盤蓄電池電圧
・第一GTG発電機周波数(8)非常用取水設備
・海水貯留堰[S]

25

2.1.2

2.1.2-26(9)緊急時対策所
・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）高気密室
・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）二酸化炭素吸収装置
・負荷変圧器・交流分電盤②，⑤（ＳＡ設備追加，変更，名称変更，削除，別表第二
分類毎での並び
かえ）

12/17

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

変更前

定義

3.常設重大事故緩和設
備

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，常設のもの（[ ]内は、設計基準事故対処施設を

設備分類

定義

3.常設重大事故緩和設
備

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，常設のもの(2)核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設
・使用済燃料プール[S]・使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）
・使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA広域）[C]・燃料プール代替注水系配管・弁［流路］
・常設スプレイヘッダ(3)原子炉冷却系統施設
・逃がし安全弁［操作対象弁］[S]・自動減圧機能用アキュムレータ[S]・主蒸気系配管・クエンチャ［流路］[S,B]
・復水移送ポンプ[B]・復水補給水系配管・弁［流路］[B]・高圧炉心注水系配管・弁［流路］[S]・給水系配管・弁・スパージャ［流路］[S]・残留熱除去系配管・弁・スパージャ［流路］[S]・残留熱除去系熱交換器[S]・原子炉補機冷却系配管・弁・サージタンク［流路］[S]・サプレッション・チェンバ[S]・主排気筒（内筒）［流路］[S]26

2.1.2

2.1.2-27(4)計測制御系統施設
・原子炉建屋水素濃度
・静的触媒式水素再結合器動作監視装置
・原子炉圧力容器温度・復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）
・復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）
・復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）
・復水補給水系温度（代替循環冷却）・原子炉水位（広帯域）, 原子炉水位（燃料域）[S]・原子炉圧力[S]・原子炉圧力（SA）
・原子炉水位（SA）
・格納容器内酸素濃度[S]・格納容器内圧力（D/W）
・格納容器内圧力（S/C）
・サプレッション・チェンバ気体温度
・ドライウェル雰囲気温度
・サプレッション・チェンバ・プール水温度
・格納容器内水素濃度（SA）
・格納容器内水素濃度[S]・サプレッション・チェンバ・プール水位
・格納容器下部水位・フィルタ装置水位・フィルタ装置入口圧力・フィルタ装置水素濃度・フィルタ装置金属フィルタ差圧・フィルタ装置スクラバ水 pH
・復水移送ポンプ吐出圧力・復水貯蔵槽水位（SA）
・無線連絡設備（常設）[C]・無線連絡設備（屋外アンテナ）[伝送路] [C]・ドレンタンク水位（[ ]内は、設計基準事故対処施設を兼ねる設備の耐震重要度分類）

兼ねる設備の耐震重要度分類）(1)原子炉本体
・原子炉圧力容器[S]

変更理由
主要設備

主要設備
設備分類

③評価進捗による変更・修正(1)原子炉本体
・原子炉圧力容器[Ｓ](2)核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設
・使用済燃料プール[Ｓ]・使用済燃料貯蔵プール水位（ＳＡ）[Ｃ]・使用済燃料貯蔵プール温度（ＳＡ）[Ｃ]・使用済燃料貯蔵プール水位（ＳＡ広域）[Ｃ]
・使用済燃料貯蔵プール温度（ＳＡ広域）[Ｃ]
・使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）[Ｃ](3)原子炉冷却系統施設
・残留熱除去系 熱交換器[Ｓ]・常設スプレイヘッダ[Ｓ]・復水移送ポンプ[Ｂ]・復水貯蔵槽[Ｂ]・サプレッション・チェンバ[Ｓ](4)計測制御系統施設
・原子炉圧力容器温度[Ｓ]・復水補給水系流量（原子炉圧力容器）
・復水補給水系流量（原子炉格納容器）
・復水補給水系温度（代替循環冷却）・原子炉水位[Ｓ]・原子炉圧力[Ｓ]・原子炉圧力（ＳＡ）[Ｓ]・原子炉水位（ＳＡ）[Ｓ]・格納容器内酸素濃度[Ｓ]・格納容器内圧力 （Ｄ／Ｗ）[Ｓ]・格納容器内圧力 （Ｓ／Ｃ）[Ｓ]・格納容器内水素濃度（ＳＡ）[Ｓ]・格納容器内水素濃度[Ｓ]・ドライウェル雰囲気温度[Ｃ]・サプレッション・チェンバ気体温度[Ｃ]・サプレッション・チェンバ・プール水位[Ｓ]・サプレッション・チェンバ・プール水温度[Ｓ]・格納容器下部水位
・原子炉建屋水素濃度・フィルタ装置水位・フィルタ装置入口圧力・フィルタ装置水素濃度・フィルタ装置金属フィルタ差圧・フィルタ装置スクラバ水pH
・復水貯蔵槽水位 （ＳＡ）
・復水移送ポンプ吐出圧力・残留熱除去系熱交換器入口温度[Ｃ]・残留熱除去系熱交換器出口温度[Ｃ]・残留熱除去系熱交換器入口冷却水流量[Ｃ]・原子炉補機冷却水系系統流量[Ｃ]・無線連絡設備（常設）[Ｃ]・衛星電話設備（常設）[Ｃ]②，⑤（ＳＡ設備追加，変更，名称変更，削除，別表第二
分類毎での並び
かえ）

13/17

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正④前提条件変更による修正

No.

章番号

ページ番号

・フィルタ装置水位・フィルタ装置入口圧力・フィルタ装置水素濃度・フィルタ装置金属フィルタ差圧・フィルタ装置スクラバ水pH
・復水貯蔵槽水位 （ＳＡ）
・復水移送ポンプ吐出圧力・残留熱除去系熱交換器入口温度[Ｃ]・残留熱除去系熱交換器出口温度[Ｃ]・残留熱除去系熱交換器入口冷却水流量[Ｃ]・原子炉補機冷却水系系統流量[Ｃ]②設計進捗，設備変更による変更・修正
・無線連絡設備（常設）[Ｃ] ③評価進捗による変更・修正⑤記載の拡充，適正化・衛星電話設備（常設）[Ｃ]

変更後

変更前

変更理由

主要設備
主要設備

設備分類

定義

3.常設重大事故緩和設
備

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，常設のもの（[ ]内は、設計基準事故対処施設を

設備分類

定義

３.常設重大事故緩和
設備

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，常設のもの

兼ねる設備の耐震重要度分類）

27

2.1.2

2.1.2-28(5)放射線管理施設
・格納容器内雰囲気放射線レベル（D/W）[S]・格納容器内雰囲気放射線レベル（S/C）[S]・フィルタ装置出口放射線モニタ
・耐圧強化ベント系放射線モニタ
・使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レン
ジ）・中央制御室遮蔽[S]・中央制御室換気空調系給排気隔離弁（MCR外気取入ダン
パ，MCR非常用外気取入ダンパ，MCR排気ダンパ）［流路］[S]・中央制御室換気空調系ダクト（MCR 外気取入ダクト，MCR 排気ダクト）［流路］[S]・中央制御室待避室遮蔽（常設）・中央制御室待避室陽圧化装置（配管・弁）［流路］
・5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）遮蔽・5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）陽圧化装置（配管・弁）［流路］
・5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）遮蔽・5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）室内遮蔽
・5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）陽圧化装置（配管・弁）［流路］(6)原子炉格納施設
・原子炉格納容器[S]・原子炉建屋原子炉区域[S]・耐圧強化ベント系（W/W) 配管・弁［流路］[S]・遠隔手動弁操作設備
・遠隔空気駆動弁操作設備配管・弁［流路］
・不活性ガス系配管・弁[S,C]・残留熱除去系配管・弁・ストレーナ［流路］[S]・格納容器スプレイ・ヘッダ［流路］[S]・フィルタ装置
・よう素フィルタ
・ドレン移送ポンプ
・ドレンタンク・ラプチャーディスク・フィルタベント遮蔽壁
・配管遮蔽・格納容器圧力逃がし装置配管・弁［流路］
・耐圧強化ベント系配管・弁［流路］[S]・コリウムシールド・CSP 外部補給配管・弁［流路］
・静的触媒式水素再結合器
・復水貯蔵槽[B]・非常用ガス処理系排風機[S]・非常用ガス処理系フィルタ装置［流路］[S]・非常用ガス処理系湿分除去装置［流路］[S]・非常用ガス処理系配管・弁［流路］[S]（[ ]内は、設計基準事故対処施設を兼ねる設備の耐震重要度分類）(5)放射線管理施設
・格納容器内雰囲気放射線レベル（Ｄ／Ｗ）[Ｓ]・格納容器内雰囲気放射線レベル（Ｓ／Ｃ）[Ｓ]・耐圧強化ベント系放射線モニタ
・フィルタ装置出口放射線モニタ
・中央制御室遮蔽[Ｓ]・中央制御室待避室遮蔽[Ｓ]・5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）遮蔽・5号炉原子炉建屋内緊急時対策所（待機場所）遮蔽・5号炉原子炉建屋内緊急時対策所高気密室（対策本部）
・5号炉原子炉建屋内緊急対策所（対策本部）二酸化炭素吸収装置
・負荷変圧器・交流分電盤(6)原子炉格納施設
・原子炉格納容器[Ｓ]・フィルタ装置
・よう素フィルタ
・ドレン移送ポンプ
・ドレンタンク・フィルタベント遮蔽壁
・配管遮蔽・代替格納容器圧力逃がし装置室空調
・薬液タンク・コリウムシールド・ラプチャーディスク
・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
・遠隔手動弁操作設備(7)非常用電源装置
・第一ガスタービン発電機
・第一ガスタービン発電機用燃料タンク
・第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ
・直流125V蓄電池A [Ｓ]・直流125V蓄電池A-2[Ｓ]・直流125V充電器A [Ｓ]・直流125V充電器A-2[Ｓ]・AM用直流125Ⅴ蓄電池
・AM用直流125Ⅴ充電器
・非常用高圧母線C系[Ｓ]・非常用高圧母線D系[Ｓ]・号炉間電力融通ケーブル
・軽油タンク [Ｓ]・緊急用断路器
・緊急用電源切替箱断路器
・緊急用電源切替箱接続装置
・AM用動力変圧器
・AM用MCC・AM用切替盤
・AM用操作盤②，⑤（ＳＡ設備追加，変更，名称変更，削除，別表第二
分類毎での並び
かえ）

14/17

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由

－
主要設備
設備分類

定義

3.常設重大事故緩和設
備

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，常設のもの（[ ]内は、設計基準事故対処施設を兼ねる設備の耐震重要度分類）

28

2.1.2

2.1.2-29(7)非常用電源設備
・第一ガスタービン発電機
・軽油タンク[S]・第一ガスタービン発電機用燃料タンク
・第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ
・軽油タンク出口ノズル・弁［燃料流路］
・第一ガスタービン発電機用燃料移送系配管・弁［燃料流路］
・直流125V蓄電池A[S]・直流125V蓄電池A-2[S]・直流125V蓄電池B[S]・AM用直流125V蓄電池
・直流125V充電器A[S]・直流125V充電器A-2[S]・直流125V 充電器B[S]・AM 用直流 125V 充電器
・緊急用断路器
・緊急用電源切替箱断路器
・緊急用電源切替箱接続装置
・AM用動力変圧器
・AM用MCC・AM用操作盤
・AM用切替盤[S]・非常用高圧母線C系[S]・非常用高圧母線D系[S]・号炉間電力融通ケーブル（常設）・M/C C電圧
・M/C D電圧
・第一GTG発電機電圧・非常用D/G発電機電圧・非常用D/G発電機電力
・非常用D/G発電機周波数・非常用D/G発電機電圧（他号炉）
・非常用D/G発電機電力（他号炉）
・非常用D/G発電機周波数（他号炉）
・P/C C-1電圧
・P/C D-1電圧・P/C C-1電圧（他号炉）
・P/C D-1電圧（他号炉）
・直流125V主母線盤A電圧・直流125V主母線盤B電圧・直流125V充電器盤A-2蓄電池電圧
・AM用直流125V充電器盤蓄電池電圧
・第一GTG発電機周波数②，⑤（ＳＡ設備追加，変更，名称変更，削除，別表第二
分類毎での並びかえ）(8)非常用取水設備
・海水貯留堰[S]・スクリーン室[C]・取水路[C](9)緊急時対策所
・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）高気密室
・5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所（対策本部）二酸化炭素吸収装置
・負荷変圧器・交流分電盤

15/17

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由

－
主要設備
設備分類

定義

4.常設重大事故防止設
備（設計基準拡張）

設計基準対象施設のうち，重大事故等発生時に機能を期待する設備であって，重大事故の発生を防止する機能を有する常設重大事故防止設備以外の常設のもの（[ ]内は、設計基準事故対処施設を兼ねる設備の耐震重要度分類）

29

2.1.2

2.1.2-30(1)原子炉冷却系統施設
・原子炉隔離時冷却系ポンプ[S]・原子炉隔離時冷却系（蒸気系）配管・弁[S]・原子炉隔離時冷却系（注水系）配管・弁・ストレーナ［流路］[S]・主蒸気系配管・弁[S]・復水補給水系配管・弁［流路］[B]・給水系配管・弁・スパージャ［流路］[S]・高圧炉心注水系ポンプ[S]・高圧炉心注水系配管・弁・ストレーナ・スパージャ［流路］[S]・高圧炉心注水系注入隔離弁[S]・残留熱除去系ポンプ [S]・残留熱除去系配管・弁・ストレーナ・スパージャ［流路］[S]・残留熱除去系熱交換器[S]・原子炉補機冷却水ポンプ[S]・原子炉補機冷却海水ポンプ[S]・原子炉補機冷却水系熱交換器[S]・原子炉補機冷却系配管・弁・海水ストレーナ［流路］[S]・原子炉補機冷却系サージタンク［流路］[S](2)計測制御系統施設
・残留熱除去系系統流量[S]・残留熱除去系熱交換器入口温度[C]・残留熱除去系熱交換器出口温度[C]・高圧炉心注水系系統流量[S]・原子炉隔離時冷却系系統流量[S]・原子炉補機冷却水系系統流量[C]・残留熱除去系熱交換器入口冷却水流量[C]・高圧炉心注水系ポンプ吐出圧力[B]・残留熱除去系ポンプ吐出圧力[B]・RCWサージタンク水位[S]・原子炉補機冷却水系熱交換器出口冷却水温度[C]②，⑤（ＳＡ設備追加，変更，名称変更，削除，別表第二
分類毎での並びかえ）(3)原子炉格納施設
・残留熱除去系配管・弁・ストレーナ［流路］[S]16/17

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

変更前
主要設備

設備分類

定義

4.常設重大事故防止設
備（設計基準拡張）

設計基準対象施設のうち，重大事故等発生時に機能を期待する設備であって，重大事故の発生を防止する機能を有する常設重大事故防止設備以外の常設のもの③評価進捗による変更・修正

変更理由

-

（[ ]内は、設計基準事故対処施設を兼ねる設備の耐震重要度分類）(4)非常用電源設備
・非常用ディーゼル発電機[S]・燃料ディタンク[S]・燃料移送ポンプ[S]・非常用ディーゼル発電機燃料移送系配管・弁［燃料流路］[S]・直流 125V 蓄電池 C[S]・直流125V蓄電池D[S]・直流125V充電器C[S]・直流125V充電器D[S]・M/C E電圧
・P/C E-1電圧・直流125V主母線盤C電圧(5)非常用取水設備
・補機冷却用海水取水路[C]・補機冷却用海水取水槽[C]

30

2.1.2

2.1.2-31②，⑤（ＳＡ設備追加，変更，名称変更，削除，別表第二
分類毎での並び
かえ）

17/17

まとめ資料変更箇所リスト

資料名：重大事故等対処施設について
章/項番号：第40条 津波による損傷の防止について

No. 章番号

ページ番号【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由
①～⑤
「変更前」の資料は、審査開始時に提出したものであり、その後の審査、設計・評価の進捗により、主に以下の理由により全面的に改定を
実施した。

1

2.1.3

全般

右記資料の全面改定版

KK67-0072 改27（平成28年2月10日）●液状化の審査進捗に伴う荒浜側防潮堤の位置付けの変更●審査・設計進捗に伴う津波防護対象設備の変更（緊急時対策所等）●地盤変状、防波堤損傷の可能性等を考慮に入れた入力津波の設定の考え方、入力津
波条件の見直し●先行審査実績の反映（追加検討事項等）「変更後」の資料は、審査、設計・評価の進捗を踏まえて取りまとめた耐津波設計方針（第5条 別添資料1）の内容に基づき作成している。

1/1

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対処施設について
2.2 火災による損傷の防止【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

1

―

―

「エリア」の表現について「区域」又は「区画」に見直し

―

⑤

2

―

―

「火災区域」について一部「火災区域又は火災区画」に変更―⑤（対策の単位として区画の概念を導入するため

3――「及び」と「又は」の変更「潤滑油及び燃料油」→「潤滑油又は燃料油」「煙の充満及び放射線の影響」→「煙の充満又は放射線の影響」―⑤（いずれか一方を指しているも
のを修正）

2.2-2

原子炉建屋，タービン建屋，廃棄物処理建屋，コントロール建屋及び緊急時対策所の建屋内と屋外の重大事故等対処施設を設置するエリアについて，
建屋内と屋外の重大事故等対処設備を設置するエリアについて，重大事故
重大事故等対処施設と設計基準事故対処設備の配置も考慮して，火災区等対処施設と設計基準対象施設の配置も考慮して，火災区域及び火災区域及び火災区画を設定する。
画を設定する。
屋内の火災区域は，設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針に基建屋等の重大事故等対処設備を設置する火災区域は，3時間耐火に設計づき設定した火災区域を適用し，他の区域と分離して火災防護対策を実施
上必要なコンクリート壁厚である123mmより厚い140mm以上の壁厚を有するするために，重大事故等対処施設を設置する区域を，「(1) 火災防護対象機
コンクリート壁又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
器及び火災防護対象ケーブル」において選定する構築物，系統及び機器とを確認した耐火壁（強化石膏ボード，貫通部シール，防火扉，防火ダンパ）に
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。
より他の区域と分離する設計とする。
⑤（補正書との記
原子炉建屋，タービン建屋，コントロール建屋，廃棄物処理建屋の火災区域 載合わせ並びに屋外については，非常用ディーゼル発電機軽油タンク及び燃料移送系ポン
は，設計基準対象施設の火災防護に関する基本方針に基づき設定した火 火災防護対象機
プを設置する火災区域は，設計基準対象施設の火災防護に関する基本方
災区域を適用する。
器の再整理に伴新に基づき設定した火災区域を適用する。また，他の区域と分離して火災防う見直し）
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区域を，「(1) 火
屋外については，他の区域と分離して火災防護対策を実施するために，重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物，系
大事故等対処設備を設置する区域を，「(1) 火災防護対象機器及び火災防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
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する。
対処設備の配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，火災区域外への延焼防止を考慮し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，資機材管理，火気作業管理，危険物管理，可燃物管理，巡視を行う。本
て，資機材管理，火気作業管理，危険物管理，可燃物管理，巡視を行う。本
管理については，火災防護計画に定める。
管理については，火災防護計画に定める。
また，火災区画は，建屋内及び屋外で設定した火災区域を重大事故等対処
施設と設計基準事故対処設備の配置も考慮し，分割して設定する。

4

2.2.2.1(2)

ページ番号 変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由

1/6

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対処施設について
2.2 火災による損傷の防止【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号 変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

52.2.2.2(1)a.(d)2.2-6

これらの引火点は油内包機器を設置する火災区域の重大事故発生時の原
子炉建屋内の最高温度（潤滑油を内包する機器が設置された管理区域で これらの引火点は重大事故発生時の原子炉建屋内の最高温度（約100℃
はIS-LOCA発生時に約100℃，燃料油を内包する機器が設置された非管理 IS-LOCA発生時）よりも十分高く，区域では約40℃）よりも十分高く，

6

2.2.2.2(1)a.(e)2.2-7

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要となる設備を7日間連続運転する

1基あたり非常用ディーゼル発電機2台を7日間連続運転する

変更理由

⑤

⑤（軽油タンクに関するSA時の要求の追加）

72.2.2.2(2)c.

2.2-9

ただし，一部のケーブルについては製造中止のため自己消火性を確認する
UL垂直燃焼試験を実施できない。このケーブルについては，UL垂直燃焼試
験と同様の試験であるICEA垂直燃焼試験の結果と，同じ材質のシースを持
ただし，核計装用ケーブルは，微弱電流又は微弱パルスを扱うため，耐ノイつケーブルで実施したUL垂直燃焼試験結果より，自己消火性を確認する設⑤（補正書との記ズ性を確保するために高い絶縁抵抗を有する同軸ケーブルを使用する設計
計とする。
載合わせ）
とする。
また，核計装ケーブルは，微弱電流又は微弱パルスを扱う必要があるた
め，耐ノイズ性を確保するために高い絶縁抵抗を有する同軸ケーブルを使用する設計とする。

8

2.2.2.2(3)2.2-10

これらの自然現象のうち，津波及び地滑りについては，

92.2.2.2(3)2.2-1010

2.2.2.2(3)a.

2.2-11

これらの自然現象のうち，津波，竜巻（風（台風）含む）及び地滑りについては，⑤（先行との記載
合わせ）

したがって，落雷，地震，竜巻（風（台風）含む）について，これらの現象に
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したがって，落雷，地震について，これらの現象によって火災が発生しない ⑤（先行との記載する。
ように，以下のとおり火災防護対策を講じる設計とする。
合わせ）
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。
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
発電用原子炉施設内の構築物，系統及び機器は，落雷による火災発生を防止するため，地盤面から高さ20mを超える建築物には建築基準法に基づ防止するため，地盤面から高さ20mを超える建築物には建築基準法に基づ ⑤（避雷設備のき「JIS A 4201 建築物等の避雷設備（避雷針）」に準拠した避雷設備（避雷き「JIS A 4201 建築物等の避雷設備（避雷針）」に準拠した避雷設備を設置 種類を具体的に
針，接地網，棟上導体）を設置する設計とする。なお，これらの避雷設備は，する設計とする。なお，これらの避雷設備は，耐震性が耐震Sクラス又はSs
明記）
基準地震動に対して機能維持可能な建屋又は主排気筒に設置する設計と機能維持の建屋又は排気筒に設置する設計とする。
する。

2/6

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対処施設について
2.2 火災による損傷の防止【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

11

章番号

2.2.2.2(3)a.

ページ番号 変更後

2.2-11

さらに，ガスタービン発電機の制御回路等に避雷器を設置する設計とする。
【避雷設備設置箇所】
・原子炉建屋（棟上導体）
・タービン建屋（棟上導体）
・廃棄物処理建屋（棟上導体）
・主排気筒
・5号炉主排気筒

変更前③評価進捗による変更・修正

変更理由

さらに，ガスタービン発電機の制御回路等に避雷器を設置し，落雷から設備を保護する設計とする。
【避雷設備設置箇所】
・6,7号炉 ・原子炉建屋⑤（避雷設備の・6,7号炉 ・タービン建屋
種類を具体的に・6/7号炉 ・廃棄物処理建屋
明記）
・6,7号炉主排気筒
・5号炉原子炉建屋
・5号炉主排気筒

122.2.2.2(3)b.

2.2-11

なお，耐震については「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，、構造及び設備の基準に関する規則第三十九条」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、構造及び設備の基準に関する規則の解釈」に従い耐震設計を行う設計する。

13

2.2.2.2(3)c.

2.2-11c.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，重大事故時の竜巻（風（台風）を含む）発生－を考慮し，竜巻防護対策設備の設置や固縛等により，火災の発生防止を講じる設計とする。

⑤（補正書との記
載合わせ）

2.2-11d. 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，外部火災影響評価（発電所敷地外で発生する森林火災の影響評価）を行い，森林火災による原子炉施設への延焼防 －止対策として発電所敷地内に設置した防火帯（幅20m）で囲んだ内側に配置することで，火災の発生を防止する設計とする。

⑤（補正書との記
載合わせ）

2.2-13

建屋内においてはアナログ式の異なる2種の感知器（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布設することにより，火災を早期感知可能な設計とする。
第二ガスタービン発電機のケーブル布設エリアのうち，荒浜側及び大湊側の開削洞道は高湿度環境になりやすいことから，湿気の影響を受けにくい
建屋内においてはアナログ式の異なる2種の感知器（煙感知器及び熱感知②（第二GTGに関光ファイバケーブル式の熱感知器及び防湿対策を施した煙吸引式検出設備器）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。
する記載の削除）を設置する設計とし，荒浜～大湊間のシールド洞道は光ファイバケーブル式の熱感知器とアナログ式の煙感知器を設置する設計とする。
また，建屋内においては，アナログ式の異なる2種の感知器（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布設することにより，火災を早期感知可能な敷設する設計とする。

142.2.2.2(3)d.

15 2.2.2.3(1)b.(c)なお，耐震については「実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造 ⑤（補正書との記及び設備の基準に関する規則の解釈」に従い設計する。
載合わせ）

3/6

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対処施設について
2.2 火災による損傷の防止【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号 変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

また，以下に示す火災区域又は火災区画は，火災による重大事故等対処施設への影響が考えにくく，消防法又は建築基準法に基づく対策により火災の影響を限定することが可能であることから，消防法又は建築基準法に基づく火災感知設備を設ける設計とする。
(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
16 2.2.2.3(1)b.(k) 2.2-15,16－
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。

変更理由⑤（補正書との記
載合わせ並びに
火災防護対象機器の再整理に伴う見直し）

2.2-17

火災発生時の煙の充満及び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であるかを考慮して設計する。また，消火設備に
火災発生時の煙の充満及び放射線の影響により消火活動が困難となる火
ついては，火災による重大事故等対処施設の機能への影響を限定すること
災区域又は火災区画であるかを考慮して設計する。
を目的とすることから，重大事故等対処施設の機能に対する火災の影響の有無を考慮して設計する。

2.2-17(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の選定(a) 火災発生時の煙の充満及び放射線の影響により消火活動が困難となる ⑤（補正書との記
建屋内の重大事故等対処施設のうち，火災により機能が影響を受ける設備
火災区域又は火災区画の選定
載合わせ並びにを設置する火災区域又は火災区画は，建屋内の重大事故等対処設備を設置する火災区域又は火災区画は，基本 火災防護対象機「(b) 火災発生時の煙の充満及び又は放射線の影響により消火活動が困難
的に火災発生時の煙の充満及び放射線の影響により消火活動が困難とな 器の再整理に伴とならない火災区域又は火災区画の選定」に示した火災区域又は火災区画るものとして選定する。
う見直し）を除き，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ものとして選定する。

19 2.2.2.3(2)a.(b)2.2-17(b) 火災発生時の煙の充満及び放射線の影響により消火活動が困難となら(b) 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⑤（補正書との記ない火災区域又は火災区画の選定ない火災区域又は火災区画の選定
載合わせ並びに建屋内の重大事故等対処設備を設置する火災区域又は火災区画のうち，建屋内の重大事故等対処施設のうち，火災により機能が影響を受ける設備
火災防護対象機
消火活動が困難とならないところを以下に示す。
を設置する火災区域又は火災区画において，消火活動が困難とならないと器の再整理に伴
なお，屋外については煙の充満及び放射線の影響により消火活動が困難ところを以下に示す。
う見直し）はならないものとする。

2.2.2.3(2)a.(b)ⅲ(ⅸ)

2.2-19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 燃料プール冷却浄化系ポンプ室，熱交換器室，弁室

172.2.2.3(2)a.

18 2.2.2.3(2)a.(a)20⑤（補正書との記
載合わせ並びに
火災防護対象機器の再整理に伴う見直し）②（設備追加に伴う変更）

4/6

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対処施設について
2.2 火災による損傷の防止【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

21

2.2.2.3(2)a.(b)ⅲ(ⅹⅱ)

2.2-20

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，非常用ガス処理系モニタ室（6号及び7号炉）

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②（設備追加に（6号炉），サプレッションチェンバ室(7号炉)，非常用ガス処理系モニタ室（7号
伴う変更）
炉）

22

2.2.2.3(2)a.(b)ⅲ(ⅹⅷ)

2.2-21(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）(ⅹⅷ) 南北連絡通路（7号炉）

23

2.2.2.3(2)a.(b)ⅲ(ⅹⅷ)

2.2-21

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 室内に設置している機器は，ボックス等である。これらは，不燃材，難燃材で②（設備追加に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 構成されており，可燃物を設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の伴う変更）の可とう電線管で敷設する設計とする。
可とう電線管で布設する設計とする。

2.2-21(ⅹⅸ) 配管室(6号炉)(ⅹⅸ) 階段室
室内に設置している機器は，計器等である。これらは，不燃材，難燃材で構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②（設備追加に成されており，可燃物を設置しておらず，ケーブルは電線管及び金属製の可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，金属製の可伴う変更）
とう電線管で布設する設計とする。
とう電線管及び密閉型ダクトで敷設する設計とする。

2.2-21(c) 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の選定
以下に示す火災区域又は火災区画は，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く，消防法又は建築基準法に基づく対策により火災の影響を限定することが可能であることから，消防法又は建築基準法に基づく消火を行う設計とする。

⑤（補正書との記
載合わせ並びに
火災防護対象機器の再整理に伴う見直し）

26 2.2.2.3(2)a.(c)2.2-21ⅰ. 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
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。

⑤（補正書との記
載合わせ並びに
火災防護対象機器の再整理に伴う見直し）

2.2.2.3(2)a.(e)ⅴ

2.2-23－24

2.2.2.3(2)a.(b)ⅲ(ⅹⅸ)

25 2.2.2.3(2)a.(c)27

ページ番号 変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由②（設備追加に伴う変更）

ⅴ. 常設代替交流代替電源設備用ケーブル布設エリア②（第二GTGに関常設代替交流代替電源設備用ケーブル布設エリアについては，消火器で消する記載の削除）
火を行う設計とする

5/6

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対処施設について
2.2 火災による損傷の防止【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号 変更後

変更前

28 2.2.2.3(2)a.(f)2.2-23(f) 火災により重大事故等対処施設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設置する消火設備
火災により重大事故等対処施設としての機能へ影響を及ぼすおそれが考え にくい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について
は，消防法又は建築基準法に基づく消火設備を設置する設計とする。

29

2.2-25

これらの自然現象に対して火災感知設備及び消火設備の機能を維持する設計とし，

2.2.2.3(3)

これらの自然現象のうち，③評価進捗による変更・修正

変更理由⑤（補正書との記
載合わせ並びに
火災防護対象機器の再整理に伴
う見直し）
⑤

6/6

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対処設備について
2.3 重大事故等対処設備【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

1

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2

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3

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4

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5

6

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2.3-2

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

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 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⑤6条におけるて想定される発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれが 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（以下「外部事象選定とのある事象であって人為によるもの，溢水，火災及びサポート系の故障を考慮 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。
記載の統一
する。
発電所敷地で想定される自然現象については，網羅的に抽出するために， 発電所敷地で想定される自然現象（地震及び津波を除く。）については，網地震，津波に加え，発電所敷地及びその周辺での発生実績の有無に関わら 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ず，国内外の基準や文献等に基づき収集した洪水，風（台風），竜巻，凍結， 関わらず，国内外の基準や文献等に基づき収集した洪水，風（台風），竜巻， ⑤記載の適正化
降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象，森林火災等の事象 凍結，降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象，森林火災等を考慮する。
の事象を考慮する。
これらの事象のうち，発電所敷地及びその周辺での発生の可能性，重大事 これらの事象のうち，発電所敷地及びその周辺での発生の可能性，重大事故等対処設備への影響度，事象進展速度や事象進展に対する時間余裕の 故等対処設備への影響度，事象進展速度や事象進展に対する時間余裕の⑤6条における
観点から，重大事故等対処設備に影響を与えるおそれがある事象として，地 観点から，重大事故等対処設備に影響を与えるおそれがある事象として，風
事象選定との
震，津波，風（台風），竜巻，低温（凍結），降水，積雪，落雷，地滑り，火山の （台風），竜巻，低温（凍結），降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響及び生
記載の統一
影響及び生物学的事象を選定する。
物学的事象を考慮する。
また，設計基準事故対処設備等と重大事故等対処設備に対する共通要因と また，設計基準事故対処設備と重大事故等対処設備に対する共通要因とししては，地震，津波，風（台風），竜巻，低温（凍結），降水，積雪，落雷，地滑 ては，地震，津波，風（台風），竜巻，低温（凍結），降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響及び生物学的事象を選定する。
り，火山の影響及び生物学的事象を考慮する。
なお，森林火災の出火原因となるのは，たき火やタバコ等の人為によるものが大半であることを考慮し，森林火災については，人為によるもの（火災・爆発）として選定する。

⑤6条における
事象選定との記載の統一⑤6条における
事象選定との記載の統一

発電所敷地又はその周辺において想定される発電用原子炉施設の安全性 発電所敷地又はその周辺において想定される外部人為事象については， 網を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人為によるものについて 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 関わらず，国内外の基準や文献等に基づき収集した飛来物（航空機落下⑤6条における
無に関わらず，国内外の基準や文献等に基づき収集した飛来物（航空機落 等），ダムの崩壊，爆発，近隣工場等の火災，有毒ガス，船舶の衝突，電磁事象選定との下等），ダムの崩壊，爆発，近隣工場等の火災，有毒ガス，船舶の衝突，電 的障害，故意による大型航空機衝突その他のテロリズム等 の事象を考慮す
記載の統一
磁的障害，故意による大型航空機の衝突その他のテロリズム等の事象を考 る。
慮する。

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12

13

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2.3-4

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

これらの事象のうち，発電所敷地及びその周辺での発生の可能性，重大事 これらの事象のうち，発電所敷地及びその周辺での発生可能性，重大事故
故等対処設備への影響度，事象進展速度や事象進展に対する時間余裕の 等対処設備への影響度，事象進展速度や事象進展に対する時間余裕の観観点から，重大事故等対処設備に影響を与えるおそれがある事象として，火 点から，重大事故等対処設備に影響を与えるおそれがある事象として，飛来災・爆発（森林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機落下火災等），有毒ガ 物（航空機落下等），火災・爆発（森林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空ス，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 機落下火災），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
ロリズムを選定する。
機衝突のその他のテロリズムを考慮する。
また，設計基準事故対処設備等と重大事故等対処設備に対する共通要因と また，設計基準事故対処設備と重大事故等対処設備に対する共通要因とししては，火災・爆発（森林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機落下火災 ては，火災・爆発（森林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機落下火災），等），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 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その他のテロリズムを選定する。
他のテロリズムを考慮する。
重大事故緩和設備についても，可能な限り多様性を考慮する。

重大事故等対処設備についても，可能な限り多様性を考慮する。

常設重大事故防止設備は，「原子炉建屋等の基礎地盤及び周辺斜面の安 常設重大事故防止設備は， 「2.1.1 発電用原子炉施設の位置」に基づく地盤定性について」に示す地盤上に設置するとともに，地震，津波及び火災に対 上に設置するとともに，地震，津波及び火災に対しては ，「2.1.2 耐震設計のして，「2.1.2 耐震設計の基本方針」，「2.1.3 津波による損傷の防止」及び「2.2 基本方針」，「2.1.3 耐津波設計の基本方針」及び「2.2 火災による損傷の防火災による損傷の防止」に基づく設計とする。
止」に基づく設計とする。
生物学的事象のうちネズミ等齧歯類の小動物に対して屋外の常設重大事故 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
防止設備は，侵入防止対策により重大事故等に対処するために必要な機能 備は，侵入防止対策により安全機能が損なわれるおそれのない設計とする。
が損なわれるおそれのない設計とする。

変更理由⑤6条における
事象選定との記載の統一⑤6条における
事象選定との
記載の統一
⑤

⑤

⑤

なお，常設重大事故緩和設備並びに常設重大事故防止設備及び常設重大事故緩和設備に該当しない常設重大事故等対処設備は，共通要因に対して，同一の機能を有する設備と同時に機能を損なうおそれがないように，同一の機能を有する設備と可能な限り多様性，位置的分散を図る設計とする⑤記載深さの見か，又は修復性等を考慮し，可能な限りの頑健性を有する設計とする。
削除直し（共-2には記さらに，重大事故等対処設備は，共通要因により，重大事故等対処設備の載を残す）有する発電用原子炉の未臨界移行機能，燃料冷却機能，格納容器除熱機
能及び使用済燃料プール注水の各機能を損なわないよう，同一の機能を有する重大事故等対処設備と可能な限り多様性，位置的分散を図る設計とする。
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 また，可搬型重大事故等対処設備は，地震，津波，風（台風），竜巻，低温故意による大型航空機の衝突その他のテロリズム，設計基準事故対処設備 （凍結），降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象，飛来物（航等及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮した上で常設重大 空機落下等），火災・爆発（森林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機落事故等対処設備と異なる保管場所に保管する設計とする。
下火災），有毒ガス，船舶の衝突，電磁的障害，故意による大型航空機衝突⑤
その他のテロリズム，設計基準事故対処設備等及び重大事故等対処設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。

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15

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17

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18

2.3.1

2.3-5

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

地震に対して，屋内の可搬型重大事故等対処設備は，「原子炉建屋等の基 地震に対して可搬型重大事故等対処設備は，原子炉建屋等の頑健な建屋
礎地盤及び周辺斜面の安定性について」に示す地盤上に設置する建屋内に 内に保管する，又は屋外に保管する場合は，共通要因によりすべての設備保管する。屋外の可搬型重大事故等対処設備は，転倒しないことを確認す が同時に機能を喪失しないよう転倒しないことを確認する，又は必要によりる，又は必要により固縛等の処置をするとともに，地震により生ずる敷地下 固縛等の処置をするとともに，地震により生ずる敷地下斜面のすべり，液状
斜面のすべり，液状化又は揺すり込みによる不等沈下，傾斜及び浮き上が 化及び揺すり込みによる不等沈下，地盤支持力の不足，地中埋設構造物のり，地盤支持力の不足，地中埋設構造物の損壊等の影響により必要な機能 損壊等の影響により必要な機能を喪失しないよう複数の位置に分散して保を喪失しない位置に保管する。
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 地震，津波，溢水及び火災に対して可搬型重大事故防止設備は，設計基準
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 事故対処設備等及び常設重大事故防止設備と同時に機能を損なうおそれがれがないように，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 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防止設
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。
備と位置的分散を図り複数箇所に保管する。
風（台風），竜巻，低温（凍結），降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響，生 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，火災・爆発（森林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機落下 物学的事象，火災・爆発（森林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機墜落
火災等），有毒ガス，船舶の衝突及び電磁的障害に対して，可搬型重大事故 火災），有毒ガス，船舶の衝突及び電磁的障害に対して，可搬型重大事故防等対処設備は，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた建屋内に保管 止設備は，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた屋内に保管するするか，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 か，又は設計基準事故対処設備等及び常設重大事故防止設備と同時に必時に必要な機能を損なうおそれがないように，設計基準事故対処設備等の 要な機能を損なうおそれがないように，設計基準事故対処設備等の配置も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，防火帯の内側 含めて常設重大事故防止設備と位置的分散を図り，防火帯の内側の複数箇の複数箇所に分散して保管する設計とする。
所に分散して保管する。
クラゲ等の海生生物の影響により可搬型重大事故等対処設備の取水ライン クラゲ等の海生生物の影響により可搬型重大事故等対処設備の取水ラインが閉塞する場合には，予備の可搬型重大事故等対処設備によって取水を継 が閉塞する場合には，他の可搬型重大事故等対処設備によって取水を継続
続し，閉塞箇所の清掃を行うことで対応できるよう，クラゲ等の海生生物から し，閉塞箇所の清掃を行うことで対応できるよう，クラゲ等の海生生物から影影響を受けるおそれのある屋外の可搬型重大事故等対処設備は，予備を有 響を受けるおそれのある屋外の可搬型重大事故等対処設備は，複数有するする設計とする。
設計とする。
飛来物（航空機落下）及び故意による大型航空機の衝突その他テロリズムに 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テロリズム
対して，屋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 に対して，屋内の可搬型重大事故防止設備は，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 処設備等の配置も含めて常設重大事故防止設備と位置的分散を図り複数数箇所に分散して保管する設計とする。
箇所に分散して保管する。

変更理由

⑤

⑤

⑤

⑤

⑤

3/8

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No.

章番号

ページ番号

19

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

20

2.3.1

2.3-5

21

2.3.1

2.3-5

22

2.3.1

2.3-5

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， 環境条件については，想定される重大事故等が発生した場合における温放射線，荷重及びその他の使用条件において，その機能を確実に発揮でき 度，放射線，荷重及びその他の使用条件において，その機能を確実に発揮る設計とするとともに，建屋の異なる面の隣接しない位置又は屋内及び建屋 できる設計とするとともに，屋内又は建屋の異なる面の隣接しない位置に複面の適切な隔離距離をもった位置に複数箇所設置する。
数箇所設置する。
地震に対して接続口は，「原子炉建屋等の基礎地盤及び周辺斜面の安定性 地震に対して接続口は，「2.1.1 発電用原子炉施設の位置」に基づく地盤上について」に示す地盤上の屋内又は建屋面に設置する。
の屋内又は建屋面に複数箇所設置する。

23

2.3.1

2.3-5

地震，津波及び火災に対しては，「2.1.2 耐震設計の基本方針」「2.1.3 津波に 地震，津波及び火災に対しては， 「2.1.2 耐震設計の基本方針」「2.1.3 耐津よる損傷の防止」及び「2.2 火災による損傷の防止」に基づく設計とする。
波設計の基本方針」及び「2.2 火災による損傷の防止」に基づく設計とする。

24

2.3.1

2.3-5

25

2.3.1

2.3-5

26

2.3.1

2.3-5

変更理由

なお，可搬型重大事故緩和設備並びに可搬型事故防止設備及び可搬型重
大事故緩和設備に該当しない可搬型重大事故等対処設備は，共通要因に
より同一の機能を有する設備と同時にその機能を損なうおそれがないように，同一の機能を有する設備と可能な限り多様性，位置的分散を図る設計と⑤記載深さの見するか，又は可能な限りの頑健性を有する設計とする。
削除直し（共-2には記さらに，重大事故等対処設備は，共通要因により重大事故等対処設備の有載を残す）する発電用原子炉の未臨界移行機能，燃料冷却機能，格納容器除熱機能
及び使用済燃料プール注水の各機能を同時に損なうおそれがないように，同一の機能を有する重大事故等対処設備と可能な限りの多様性，位置的分散を図る設計とする。
原子炉建屋の外から水又は電力を供給する可搬型重大事故等対処設備と 原子炉建屋，タービン建屋及び廃棄物処理建屋の外から水又は電力を供給
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 する可搬型重大事故等対処設備と常設設備との接続口は，共通要因によっ ⑤前段に基準要防止するため，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。 て接続することができなくなることを防止するため，建屋の異なる面の隣接し 求の対する設計
ない位置又は屋内に適切な離隔距離をもって複数箇所設置する。
方針を記載。

風（台風），竜巻，落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象，火災・爆発（森 風（台風），竜巻，落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象，火災・爆発（森林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機落下火災等），有毒ガス，船舶の 林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機墜落火災），有毒ガス，船舶の衝衝突及び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，建屋の 突及び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接続口は，異なる面の隣接しない位置又は屋内及び建屋面の適切な隔離距離をもった 屋内及び建屋面又は建屋面の隣接しない位置に複数箇所設置する。
位置に複数箇所設置する。
生物学的事象のうちネズミ等齧歯類の小動物に対して，屋外に設置する場 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，開合は，開口部の閉止により重大事故等に対処するために必要な機能が損な 口部の閉止により安全機能が損なわれるおそれのない設計とする。
われるおそれのない設計とする。
また，一つの接続口で複数の機能を兼用して使用する場合には，それぞれの機能に必要な容量が確保できる接続口を設ける設計とする。

⑤

⑤
⑤

⑤

⑤

また，電源車の接続については，一つの接続口で可搬型代替交流電源設備⑤接続口の兼用と可搬型代替直流電源設備の二つの機能を兼用して使用することから，それについて，一般的
ぞれの機能に必要な容量が確保できる接続口を設ける設計とする。
な記載に修正4/8

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No.

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章番号

2.3.1

ページ番号

2.3-7

28

29

2.3.2

2.3-8

30

2.3.2

2.3-9

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

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 常設重大事故等対処設備の各機器については，2以上の発電用原子炉施設
るために必要な機能）を満たしつつ，2以上の発電用原子炉施設と共用する 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ことにより安全性が向上し，かつ，同一の発電所内の他の発電用原子炉施 技術的要件（重大事故等に対処するための必要な機能）を満たしつつ，2以⑤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。
上の発電用原子炉施設と共用することにより安全性が向上し，かつ，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。
共用する設備は，防火水槽に移送するための海水取水箇所（海水貯留堰，
スクリーン室，取水路），ガスタービン発電機，ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ，緊急用高圧母線，緊急用断路器，ガスタービン発電機用燃料タン
ク，軽油タンク，号炉間電力融通ケーブル，中央制御室遮蔽，中央制御室待避室遮蔽，中央制御室待避室空気ボンベ陽圧化装置，モニタリング・ポスト
用発電機，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所関連設備（5号炉原子炉建屋
内緊急時対策所遮蔽，5号炉原子炉建屋内緊急時対策所二酸化炭素吸収装置，負荷変圧器，交流分電盤），免震重要棟内緊急時対策所関連設備（免震重要棟内緊急時対策所遮蔽，免震重要棟内緊急時対策所（待避室）遮⑤各設備におい蔽，地震観測装置，免震重要棟内緊急時対策所用ガスタービン発電機，免てそれぞれ記載
削除
震重要棟内緊急時対策所用ガスタービン発電機用地下貯油タンク，免震重するため，本項目
要棟内緊急時対策所用ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ，免震重要棟
から削除
内緊急時対策所用ガスタービン発電機用受電盤，免震重要棟内緊急時対策
所用ガスタービン発電機－電源車切替断路器），通信連絡設備である。
（中略）
通信連絡設備は，必要な情報（相互のプラント状況、運転員の対応状況等）
を共有・考慮しながら，総合的な管理（事故処置を含む。）を行うことができ，安全性の向上を図ることができることから，6号及び7号炉で共有する設計とする。また，共用により悪影響を及ぼさないよう，6号及び7号炉の重大事故等の対処に必要な容量を確保するとともに，号炉の区分けなく通信連絡でき「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， 「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，計装設備の計測範囲及び作動信号の設定値等とする。
及び蓄電池容量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。
「容量等」とは，ポンプ流量，タンク容量，伝熱容量，発電機容量，蓄電池容 「容量等」とは，必要となるポンプ流量，タンク容量，発電機容量，蓄電池容量，ボンベ容量，計測器の計測範囲等とする。
量及びボンベ容量並びに計測器の計測範囲とする。

⑤
⑤

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No.

章番号

ページ番号

32

2.3.3

2.3-1033

2.3.3

2.3-10

2.3.3

2.3-11

重大事故等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 重大事故等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， 度，使用温度）, 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，重大事故等時に海水を通水する系統への影響，自然現象 湿度による影響，屋外の天候による影響，重大事故等時に海水を通水するによる影響，発電所敷地又はその周辺において想定される発電用原子炉施 系統への影響，電磁波による影響及び周辺機器等からの悪影響を考慮す
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 る。
のの影響及び周辺機器等からの悪影響を考慮する。
自然現象の選定に当たっては，網羅的に抽出するために，地震，津波に加 自然現象の選定に当たっては，網羅的に抽出するために，発電所敷地及びえ，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，国内外の基 その周辺での発生実績の有無に関わらず，国内外の基準や文献等に基づき準や文献等に基づき収集した洪水，風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，落 事象を収集した洪水，風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，地滑り，火雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象，森林火災等の事象を考慮する。
山の影響，生物学的事象，森林火災等の事象 を考慮する。
これらの事象のうち，低温（凍結）及び降水については，屋外の天候による影響として考慮する。
自然現象による荷重の組合せについては，地震，風（台風）及び積雪の影響 自然現象による荷重の組合せについては，地震，風（台風），降水及び積雪を考慮する。
の影響を考慮する。

35

36

2.3.3

2.3-1137

2.3.3

2.3-1138

変更前

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 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に，設備の機能，信頼度等を考慮し，予備を含めた保有数 設計とするとともに，設備の機能，信頼度等を考慮し，予備を含めた保有数を確保することにより，必要な容量等に加え，十分に余裕のある容量等を有 を確保する，又は同等以上の機能を有する設備を確保することにより，必要する設計とする。
な容量等に加え，十分に余裕のある容量等を有する設計とする。

31

34

変更後

③評価進捗による変更・修正

2.3.3

2.3-11

原子炉格納容器内の重大事故等対処設備は，想定される重大事故等時に 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
おける原子炉格納容器内の環境条件を考慮した設計とする。また，地震によ 炉格納容器内の環境条件を考慮した設計とする。操作は中央制御室から可る荷重を考慮して，機能を損なわない設計とする。操作は，中央制御室から 能な設計とする。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可能な設計とする。
する。
原子炉建屋原子炉区域内の重大事故等対処設備は，想定される重大事故等時における環境条件を考慮する。また，地震における荷重を考慮して，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。
屋外及び建屋屋上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 ，離れた場所又は設置場所で可能な設計とする。

屋外及び建屋屋上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，離れた場所又は設置場所で可能な設計とする。

変更理由⑤⑤6条における
事象選定との記載の統一⑤⑤6条における
事象選定との記載の統一に伴う修正⑤6条における
事象選定との記載の統一に伴う修正⑤⑤類型化区分に合わせて記載を分割②GTGの遠隔起動化に伴う修正6/8

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

39

2.3.3

2.3-1140

2.3.4

2.3-1341

2.3.4

2.3-15

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

発電所敷地又はその周辺において想定される発電用原子炉施設の安全性 電磁波による影響に対しては，重大事故等対処設備は，重大事故等が発生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の選定に した場合においても電磁波により，その機能が損なわない設計とする。周辺
当たっては，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 機器からの悪影響としては，地震，火災，溢水による波及的に影響を考慮す
実績の有無に関わらず，国内外の基準や文献等に基づき収集した飛来物る。
（航空機落下等），ダムの崩壊，爆発，近隣工場等の火災，有毒ガス，船舶の衝突，電磁的障害，故意による大型航空機の衝突その他のテロリズム等の事象を考慮する。これらの事象のうち，発電所敷地及びその周辺での発生の可能性，重大事故等対処設備への影響度，事象進展速度や事象進展に対する時間余裕の観点から，重大事故等対処設備に影響を与えるおそれがある事象として選定する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機能を損なわない設計とする。
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，人力又は 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，人力又は車両等による運搬，移動ができるとともに，必要により設置場所にてアウトリ 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張り出
ガの張り出し又は輪留めによる固定等が可能な設計とする。
し又は固縛等が可能な設計とする。
屋外及び屋内アクセスルートに対する自然現象については，網羅的に抽出 屋外及び屋内アクセスルートに対して，自然現象として，地震，津波，風（台するために，地震，津波に加え，発電所敷地及びその周辺での発生実績の 風），竜巻，低温（凍結），降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響，生物学的有無に関わらず，国内外の基準や文献等に基づき収集した洪水，風（台事象を考慮し，外部人為事象として，飛来物（航空機落下等），火災・爆発風），竜巻，低温（凍結），降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響，生物学的 （森林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機落下火災），有毒ガス及び故事象，森林火災等の事象を考慮する。
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る。
これらの事象のうち，発電所敷地及びその周辺での発生の可能性，屋外アクセスルートへの影響度，事象進展速度や事象進展に対する時間余裕の観点から，屋外アクセスルートに影響を与えるおそれがある事象として，地震，津波，風（台風），竜巻，低温（凍結），降水，積雪及び火山の影響を選定する。
なお，森林火災の出火原因となるのは，たき火やタバコ等の人為によるものが大半であることを考慮し，森林火災については，人為によるもの（火災・爆発）として選定する。また，地滑りについては，地震による影響に包絡される。
屋外及び屋内アクセスルートに対する発電所敷地又はその周辺において想定される発電用原子炉施設の安全性を損なわせる原因となるおそれがある事象であって人為によるものについては，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無に関わらず，国内外の基準や文献等に基づき収集した飛来物（航空機落下等），ダムの崩壊，爆発，近隣工場等の火災，有毒ガス，船舶の衝突，電磁的障害，故意による大型航空機の衝突その他のテロリズム等の事象を考慮する。これらの事象のうち，発電所
敷地及びその周辺での発生の可能性，屋外アクセスルートへの影響度，事象進展速度や事象進展に対する時間余裕の観点から，屋外アクセスルートに影響を与えるおそれがある事象として選定する火災・爆発（森林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機落下火災等）及び有毒ガスに対して，迂回路も考慮した複数のアクセスルートを確保する設計とする。

変更理由⑤6条における
事象選定との記載の統一に伴う修正⑤⑤6条における
事象選定との記載の統一

7/8

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

42

2.3.4

2.3-1543

2.3.4

2.3-1644

2.3.4

2.3-1645

2.3.4

2.3-16

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

また，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 また，不等沈下及び地中構造物の損壊に伴う段差の発生が想定される箇所
和対策等を行う，迂回する，又は砕石による段差解消対策により対処する設 において，想定を上回る段差が発生した場合は，迂回する又は砕石による段⑤計とする。
差解消対策 により対処する設計とする。
なお，森林火災の出火原因となるのは，たき火やタバコ等の人為によるものが大半であることを考慮し，森林火災については，人為によるもの（火災・爆発）として選定する。
⑤6条における
また，発電所敷地又はその周辺における発電用原子炉施設の安全性を損な事象選定との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として選定する
記載の統一に火災・爆発（森林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機落下火災等）及び伴う修正
有毒ガスに対して，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた建屋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，機器からの溢水に対して適切な防護具を着 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用する。
を考慮した放射線防護具を着用する。
⑤
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 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に必要な箇所の保守点検，試験又は検査（ 「発電用原子 運転中又は停止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
力設備における破壊を引き起こすき裂その他の欠陥の解釈について」に準じ う，機能・性能の確認，漏えいの有無の確認，分解点検等ができる構造とすた検査を含む。）を実施できるよう，機能・性能の確認，漏えいの有無の確る。
認，分解点検等ができる構造とする。

⑤

8/8

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対処設備について
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【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正③評価進捗による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

1

3.1.1

添 3.1-2

2

3.1.1

添 3.1-2

3

4

3.1.1

3.1.1

添 3.1-2

添 3.1-2

5

3.1.1

添 3.1-2

6

3.1.1

添 3.1-3

変更後

変更前

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 運転時の異常な過渡変化時において原子炉の運転を緊急に停止することが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 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，原子炉冷却材圧力 においても，原子炉を未臨界にするための設備として，ATWS緩和設備（代替
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 制御棒挿入機能）（ARI），ATWS緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ
を未臨界に移行するための設備として，ATWS緩和設備（代替制御棒挿入機 機能），及び，ほう酸水注入系（SLC）を設ける。
能）（ARI），ATWS緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能），及び，ほう酸水注入系（SLC）を設ける。
多重化された原子炉緊急停止系から独立したATWS緩和設備（代替制御棒 原子炉緊急停止系から独立したATWS緩和設備（代替制御棒挿入機能）を設
挿入機能）を設け，原子炉圧力高又は原子炉水位低（レベル2）の信号により け，原子炉圧力高又は原子炉水位低（レベル2）の信号により全制御棒を挿
全制御棒を挿入させることができる設計とする。
入させることができる設計とする。
多重化された原子炉緊急停止系から独立したATWS緩和設備（代替冷却材 原子炉緊急停止系から独立したATWS緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・
再循環ポンプ・トリップ機能）を設けることにより，原子炉圧力高又は原子炉 トリップ機能）を設けることにより，原子炉圧力高又は原子炉水位低（レベル
水位低（レベル3）の信号により，原子炉冷却材再循環ポンプ4台を自動トリッ 3）の信号により，原子炉冷却材再循環ポンプ4台を自動トリップできる設計とプできる設計とし，原子炉水位低（レベル2）の信号により，原子炉冷却材再 し，原子炉水位低（レベル2）の信号により，原子炉冷却材再循環ポンプ6台を循環ポンプ6台を自動トリップできる設計とする。なお，スクラム失敗時は手動 自動トリップできる設計する。なお，スクラム失敗時は手動により原子炉冷却により原子炉冷却材再循環ポンプをトリップさせることができる設計とする。 材再循環ポンプをトリップさせることができる設計とする。
原子炉緊急停止系の機能が喪失した場合の重大事故等対処設備として，ほ ほう酸水注入系は，原子炉を十分未臨界にするための反応度制御能力を有う酸水注入系を使用する。
する設計とする。
ほう酸水注入系は，発電用原子炉を十分未臨界にするための反応度制御能力を有する設計とする。
また，重大事故等時において原子炉緊急停止失敗時に自動減圧系が作動す また，重大事故等時において原子炉スクラム失敗時に自動減圧系が自動起ると，高圧炉心注水系及び低圧注水系から大量の冷水が注水され，出力の 動すると，高圧炉心注水系及び低圧注水系から大量の冷水が注水され，出急激な上昇につながるため，自動減圧系の起動阻止スイッチを用いて，自動 力の急激な上昇に繋がるため，自動減圧系及び代替自動減圧ロジック（代替起動を阻止する設計とする。
自動減圧機能）の自動起動阻止回路を用いて，自動起動を阻止する設計とする。
(7) 原子炉緊急停止系電源スイッチ(7) スクラムソレノイドヒューズ
原子炉緊急停止系電源スイッチを操作することでスクラムパイロット弁電磁コ 現場に設置してあるスクラムソレノイドヒューズを引き抜くことでスクラムパイ
イルの電源を遮断し，制御棒のスクラム動作が可能であることから，原子炉 ロット弁電磁コイルの電源を遮断し，制御棒のスクラム動作が可能であること
緊急停止系電源スイッチを整備している。
から，スクラムソレノイドヒューズを整備している。

変更理由

⑤

⑤

⑤

⑤

⑤

⑤

1/7

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正③評価進捗による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

7

章番号

3.1.1

ページ番号

添 3.1-38

3.1.2.1.3.1

添 3.1-99

3.1.2.1.3.1

添 3.1-10

10

3.1.2.1.3.1

添 3.1-11

11

3.1.2.1.3.1

添 3.1-1112

3.1.2.1.3.1

添 3.1-11

変更後

変更前

スクラムテストスイッチ又は原子炉緊急停止系電源スイッチの操作完了まで スクラムテストスイッチ又はスクラムソレノイドヒューズの操作完了までの間，の間，若しくはこれらの操作が実施できない場合に，制御棒を自動若しくは手 もしくはこれらの操作が実施できない場合に，制御棒を自動若しくは手動にて動にて電動駆動で挿入する手段として有効であることから，制御棒操作監視 電動駆動で挿入する手段として有効であることから，制御棒操作監視系，制系，制御棒駆動機構（電動駆動）を整備している。
御棒駆動機構（電動駆動）を整備している。
代替制御棒挿入機能は，制御棒挿入機能の作動信号を発信する設備であ 代替制御棒挿入機能は，制御棒挿入機能の作動信号を発信する設備であり，運転中に試験又は検査を実施する場合には，過大な出力変動等によりプ り，運転中に試験又は検査を実施する場合には，過大な出力変動等によりプラントに外乱を与える可能性があり，かつ，試験中又は検査中は代替制御棒 ラントに外乱を与える可能性があり，かつ，試験中又は検査中は代替制御棒
挿入機能自体が維持できない状態となるため，表3.1-4に示すように発電用 挿入機能自体が維持できない状態となる為，発電用原子炉の停止中に機原子炉の停止中に機能・性能の確認が可能な設計とする。機能・性能の確認 能・性能の確認が可能な設計とする。
として，模擬入力による論理回路の動作確認，校正及び設定値確認が可能 機能試験では，模擬入力による論理回路の動作確認が可能な設計とする。
な設計とする。
また，性能試験では，模擬入力による校正及び設定値確認が可能な設計と
する。

変更理由

⑤

⑤

⑤

代替制御棒挿入機能は，重大事故等時において他の系統と切り替えることな 代替制御棒挿入機能は，本来の用途以外の用途には使用しない設計とすく使用できる設計とする。
る。

⑤

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設 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設計基準事故対処設備である多重化さ計基準事故対処設備である多重化された原子炉緊急停止系とは独立した構⑤
成となっており，多重化された原子炉緊急停止系に悪影響を及ぼさない設計とする。
多重化された原子炉緊急停止系と代替制御棒挿入機能の電源は，遮断器又 原子炉緊急停止系と代替制御棒挿入機能の電源は，遮断器又はヒューズにはヒューズによる電気的な分離をすることで多重化された原子炉緊急停止系 よる電気的な分離をすることで原子炉緊急停止系に悪影響を与えない設計と⑤に悪影響を及ぼさない設計とする。
する。

2/7

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正③評価進捗による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

13

3.1.2.1.3.2

添 3.1-1214

3.1.2.1.3.2

添 3.1-13

15

16

3.1.2.1.3.2

3.1.2.2.1

添 3.1-13

添 3.1-14

変更後

変更前

代替制御棒挿入機能は，原子炉圧力上昇及び原子炉水位低下に至るATWS 代替制御棒挿入機能は，原子炉圧力上昇及び原子炉水位低下に至るATWS
事象の発生時に，炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉冷却材圧力バ 事象の発生時に，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納容器の健全性を維持するとともに，発電用原子炉を 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，発電用原子炉を未臨界にするためのシステムである。このため，スクラム失敗時に作動する 未臨界にするためのシステムである。このため，スクラム不作動時に作動すシステムであることを考慮し，「原子炉圧力高」信号の計器誤差を考慮して確 るシステムであることを考慮し，「原子炉圧力高」信号の計器誤差を考慮して実に作動する設計とする。また，原子炉水位低（レベル3）信号発生時のスク 確実に作動する設計とする。また，原子炉水位低（レベル3）スクラム発生時
ラム失敗時に作動するシステムであることを考慮し，「原子炉水位低（レベル の制御棒挿入失敗時に作動するシステムであることを考慮し，「原子炉水位2）」信号の計器誤差を考慮して確実に作動する設計とする。
低（レベル2）」信号の計器誤差を考慮して確実に作動する設計とする。
代替制御棒挿入機能の論理回路はアナログ回路であるが，多重化された原 代替制御棒挿入機能の論理回路はアナログ回路であるが，原子炉緊急停止
子炉緊急停止系の論理回路はディジタル回路で構築されており，多様性を有 系の論理回路はディジタル回路で構築されており，多様性を有する設計とすする設計とする。
る。
多重化された原子炉緊急停止系と代替制御棒挿入機能の電源は，遮断器又 原子炉緊急停止系と代替制御棒挿入機能の電源は，遮断器又はヒューズにはヒューズによる電気的な分離をすることで多重化された原子炉緊急停止系 よる電気的な分離をすることで原子炉緊急停止系と同時に機能が損なわれと共通要因によって同時に機能が損なわれない設計とする。
ない設計とする。
ATWS緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）は，発電用原子炉 ATWS緩和設備（代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能）は，原子炉が運転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 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，原力又は原子炉圧力等のパラメータの変化から緊急停止していないことが推定 子炉圧力等のパラメータの変化から緊急停止していないことが推定される場
される場合に，原子炉出力を制御するため，原子炉冷却材再循環ポンプを停 合に，原子炉出力を制御するため，原子炉冷却材再循環ポンプを停止させる
止させることを目的とした機能である。
ことを目的とした回路である。
本系統は，検出器（原子炉圧力及び原子炉水位），論理回路及び原子炉冷 本系統は，検出器（原子炉圧力及び原子炉水位），論理回路，原子炉冷却材
却材再循環ポンプ可変周波数電源装置（停止に必要な部位）で構成する。本 再循環ポンプ可変周波数電源装置（停止に必要な部位）で構成する。本系統
系統の目的は，原子炉冷却材再循環ポンプを停止させることであるが，の目的は，原子炉冷却材再循環ポンプを停止させることであるが，ABWRのABWRの原子炉冷却材再循環ポンプは慣性が小さく，10台全台を同時に停 原子炉冷却材再循環ポンプは慣性が小さく，10台全台を停止させると冷却能止させると冷却能力の低下を招くことから，原子炉圧力高又は原子炉水位低 力の低下を招くことから，原子炉圧力高又は原子炉水位低（レベル3）の信号（レベル3）の信号により，原子炉冷却材再循環ポンプ4台を自動停止し，原子 により，原子炉冷却材再循環ポンプ4台を自動停止し，原子炉水位低（レベル
炉水位低（レベル2）の信号により，原子炉冷却材再循環ポンプ6台を自動停 2）の信号により，原子炉冷却材再循環ポンプ6台を自動停止する設計とす
止する設計とする。原子炉圧力高及び原子炉水位低（レベル2）の検出器を る。原子炉圧力高及び原子炉水位低（レベル2）の検出器を多重化し，原子炉多重化し，原子炉圧力高及び原子炉水位低（レベル3）は2 out of 3 論理に 圧力高及び原子炉水位低（レベル3）は2 out of 3 論理にて，原子炉水位低て，原子炉水位低（レベル2）は2 out of 4 論理にて，作動回路が自動的に信 （レベル2）は2 out of 4 論理にて，作動回路が自動的に信号を発信するよう，号を発信するよう，信頼性向上を図る設計とする。
信頼性向上を図る設計とする。
また，中央制御室の手動スイッチにより，原子炉冷却材再循環ポンプを停止 また，中央制御室の手動スイッチにより，原子炉冷却材再循環ポンプをトリッすることが可能な設計とする。本系統に関する重大事故等対処設備一覧を表 プすることが可能な設計とする。
3.1-7に示す。

変更理由

⑤

⑤

⑤

⑤

3/7

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正③評価進捗による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

17

3.1.2.2.3.1

添 3.1-17

18

3.1.2.2.3.1

添 3.1-18

19

3.1.2.2.3.1

添 3.1-18

20

3.1.2.2.3.1

添 3.1-19

21

22

3.1.2.2.3.1

3.1.2.2.3.1

添 3.1-19

添 3.1-19

変更後

変更前

代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能は，中央制御室及び原子炉建屋原子 代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能は，中央制御室及び二次格納施設内
炉区域内に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等 に設置する設備であることから，その機能を期待される重大事故等が発生しが発生した場合における，中央制御室及び原子炉建屋原子炉区域内の環境 た場合における，中央制御室及び二次格納施設内の環境条件を考慮し，以条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，以下の表3.1-8 下の表3.1-8に示すような設計とする。
に示すような設計とする。
代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能は，原子炉冷却材再循環ポンプ・ト
代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能は，原子炉冷却材再循環ポンプ・ト
リップ機能の作動信号を発信する設備であり，運転中に試験又は検査を実施 リップ機能の作動信号を発信する設備であり，運転中に試験又は検査を実施する場合には，過大な出力変動等によりプラントに外乱を与える可能性があ する場合には，過大な出力変動等によりプラントに外乱を与える可能性があり，かつ，試験中又は検査中は機能自体が維持できない状態となるため，表 り，かつ，試験中又は検査中は機能自体が維持できない状態となる為，発電
3.1-10に示すように発電用原子炉の停止中に機能・性能の確認が可能な設 用原子炉の停止中に機能・性能の確認が可能な設計とする。
計とする。機能・性能の確認として，模擬入力による論理回路の動作確認， 機能試験では，模擬入力による論理回路の動作確認が可能な設計とする。
校正及び設定値確認が可能な設計とする。
また，性能試験では，模擬入力による校正及び設定値確認が可能な設計と
する。

変更理由

⑤

⑤

⑤

代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能は，重大事故等時において他の系統 代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能は，本来の用途以外の用途には使用しない設計とする。
⑤と切り替えることなく使用できる設計とする。
代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能は，検出器から原子炉冷却材再循環
ポンプ可変周波数電源装置（停止に必要な部位）まで設計基準事故対処設備である多重化された原子炉緊急停止系とは独立した構成となっており，多重化された原子炉緊急停止系に悪影響を及ぼさない設計とする。

代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能は，検出器から原子炉冷却材再循環
ポンプ可変周波数電源装置（停止に必要な部位）まで設計基準事故対処設備である多重化された原子炉緊急停止系とは独立した構成となっており，原子炉緊急停止系に悪影響を与えない設計とする。

多重化された原子炉緊急停止系と代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能の 原子炉緊急停止系と代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能の電源は，遮断
電源は，遮断器又はヒューズによる電気的な分離をすることで多重化された 器又はヒューズによる電気的な分離をすることで原子炉緊急停止系に悪影
原子炉緊急停止系に悪影響を及ぼさない設計とする。
響を与えない設計とする。

⑤

⑤

4/7

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正③評価進捗による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

23

3.1.2.2.3.2

添 3.1-20

24

3.1.2.2.3.2

添 3.1-21

25

3.1.2.2.3.2

添 3.1-21

26

3.1.2.2.3.2

添 3.1-21

27

28

29

30

3.1.2.3.1

3.1.2.3.1

3.1.2.3.1

3.1.2.3.1

添 3.1-22

添 3.1-22

添 3.1-22

添 3.1-22

変更後

変更前

なお，ABWRの原子炉冷却材再循環ポンプは慣性が小さく，10台全台同時に なお，ABWRの原子炉冷却材再循環ポンプは慣性が小さく，10台全台停止さ停止させると冷却能力の低下を招くことから，原子炉圧力高又は原子炉水位 せると冷却能力の低下を招くことから，原子炉圧力高又は原子炉水位低（レ低（レベル3）の信号により，原子炉冷却材再循環ポンプ4台を自動停止し，原 ベル3）の信号により，原子炉冷却材再循環ポンプ4台を自動停止し，原子炉
子炉水位低（レベル2）の信号により，原子炉冷却材再循環ポンプ6台を自動 水位低（レベル2）の信号により，原子炉冷却材再循環ポンプ6台を自動停止停止する設計とする。
する設計とする。
代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能は，検出器から原子炉冷却材再循環 代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能は，検出器から原子炉冷却材再循環
ポンプ可変周波数電源装置（停止に必要な部位）まで多重化された原子炉緊 ポンプ可変周波数電源装置（停止に必要な部位）まで原子炉緊急停止系とは
急停止系とは独立した構成となっており，地震，火災，溢水等の主要な共通 独立した構成となっており，地震，火災，溢水等の主要な共通要因故障に要因によって同時に機能を損なわない設計とする。
よって同時に機能を損なわれない設計とする。
代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能の論理回路はアナログ回路であるが，多重化された原子炉緊急停止系の論理回路はディジタル回路で構築されており，多様性を有する設計とする。

代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能の論理回路はアナログ回路であるが，原子炉緊急停止系の論理回路はディジタル回路で構築されており，多様性を有する設計とする。

多重化された原子炉緊急停止系と代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能の電源は，遮断器又はヒューズによる電気的な分離をすることで多重化された
原子炉緊急停止系と共通要因によって同時に機能が損なわれない設計とする。
原子炉緊急停止系の機能が喪失した場合においても，発電用原子炉を未臨界に移行し，炉心の著しい損傷を防止することを目的として，十分な反応度制御能力を有するほう酸水注入系を使用する。

原子炉緊急停止系と代替冷却材再循環ポンプ・トリップ機能の電源は，遮断器又はヒューズによる電気的な分離をすることで原子炉緊急停止系と同時に機能を損なわれない設計とする。
原子炉保護系，制御棒及び制御棒駆動系水圧制御ユニットの機能が喪失した場合においても，原子炉を未臨界にすることを目的として，十分な反応度制
御能力を有するほう酸水注入系を設置しているものである。

本系統は，ほう酸水注入系ポンプ，電源設備（非常用交流電源設備），計測 －制御装置等及び，水源であるほう酸水注入系貯蔵タンク，流路であるほう酸
水注入系の配管及び弁並びに高圧炉心注水系の配管，弁及びスパージャ，
注入先である原子炉圧力容器等で構成される。
本系統は，ほう酸水注入系ポンプにより，ほう酸水注入系貯蔵タンクのほう酸 本系統は，ほう酸水である五ほう酸ナトリウム溶液を貯蔵するためのほう酸水である五ほう酸ナトリウム溶液を高圧炉心注水系等を経由して原子炉圧力 水注入系貯蔵タンク，ほう酸水注入系貯蔵タンクから原子炉にほう酸水を注容器へ注入することで，発電用原子炉を未臨界にできる設計とする。
入するためのほう酸水注入系ポンプ等で構成され，高圧炉心注水スパージャ
から原子炉へほう酸水を注入することで，原子炉を未臨界にするものである。
本系統は，中央制御室からの手動操作により，ほう酸水注入系の操作スイッ 本系統は，中央制御室からの手動操作により，ほう酸水注入系起動用キー・
チを「ポンプA（又はB）」位置にすることで，ほう酸水注入系ポンプ吸込弁及び スイッチを「ポンプA（又はB）」位置にすることで，ほう酸水注入系ポンプ吸込
ほう酸水注入系注入弁が「全閉」から「全開」となり，ほう酸水注入系ポンプが 弁及びほう酸水注入系注入弁が「全閉」から「全開」となり，ほう酸水注入系
起動し，原子炉圧力容器へほう酸水を注入する。
ポンプが起動し，原子炉へほう酸水を注入する。

変更理由

⑤

⑤

⑤

⑤

⑤

⑤

⑤

⑤

5/7

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正③評価進捗による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

31

章番号

3.1.2.3.3.1

ページ番号

添 3.1-26

変更後

変更前

ほう酸水注入系のほう酸水注入系ポンプ及びほう酸水注入系貯蔵タンクは， ほう酸水注入系のほう酸水注入系ポンプ及びほう酸水注入系貯蔵タンクは，
表3.1-15に示すように発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能試
表3.1-15に示すように発電用原子炉の停止中に機能・性能試験，分解検査
験，弁動作試験を，また，停止中に分解検査及び外観検査が可能な設計と 及び外観検査，発電用原子炉の運転中に機能・性能試験を実施することで，する。
機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。

変更理由

⑤

経過時間（分）
1

手順の項目

要員（数）

2

6

7

8

9

10

備考

EOP 「スクラム」より導入
原子炉冷却材再循環ポンプ停止
自動減圧系，代替自動減圧系の自動起動阻止
ほう酸水注入系起動（制御棒をペアロッド１組以下まで若しくは未挿入の制御棒を１６ステップ以下まで挿入完了，又はほう酸水全量注入完了まで運転継続）

32

3.1.2.3.3.1

添 3.1-28

中央制御室運転員Ａ

1

ＥＯＰ 「反応度制御」⑤

原子炉圧力容器内の水位低下操作（出力３％以下を維持する。維持できない場合は，原子炉水位低（レベル1.5）以上に維持）

原子炉手動スクラ ム
手動による代替制御棒挿入
制御棒電動挿入（制御棒をペアロッド１組以下まで若しくは１６ステップ以下まで挿入完了するまで継続）

スクラ ムテストスイッチによる制御棒手動挿入

中央制御室運転員Ｂ

33

3.1.2.3.3.1

添 3.1-29

34

－

－

35

－

－

1

原子炉緊急停止系電源スイッチによる制御棒電動挿入

ほう酸水注入系のほう酸水注入系ポンプ及びほう酸水注入系貯蔵タンクは， ほう酸水注入系のほう酸水注入系ポンプ及びほう酸水注入系貯蔵タンクは，
設計基準事故対処設備の容量等の仕様が，想定される重大事故等時におい 十分な反応度制御能力を有する容量とした設計とし，設計基準対象施設のて，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 容量等の仕様が，原子炉を未臨界にするために必要となる容量等の仕様にるための容量等の仕様に対して十分であるため，設計基準事故対処設備の 対し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と同仕様の容量と同仕様の設計とする。
設計とする。
――⑤

ポンプ1台あたりの容量は，十分な反応度制御能力を満足するための設計上の許容注入時間（設計ほう酸水濃度を設計ほう酸水注入速度で注入する時間）で注入可能な流量を確保する設計とする。

⑤

タンク容量は，原子炉を未臨界にするために必要なほう酸水濃度の設計値を確保するために必要なほう酸水溶液の有効容量にタンク無効容量を考慮した容量を確保できる設計とする。

⑤

6/7

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正③評価進捗による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

36

37

章番号

3.1.2.3.3.1

3.1.2.3.3.1

ページ番号

添 3.1-30

添 3.1-30

変更後

変更前

ほう酸水注入系は，設計基準事故対処設備である制御棒，制御棒駆動機構 ほう酸水注入系のほう酸水注入系ポンプ及びほう酸水注入系貯蔵タンクは，（水圧駆動）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 設計基準事故対処設備である制御棒，制御棒駆動系水圧制御ユニットと同機能が損なわれないよう，ポンプを非常用交流電源設備（非常用ディーゼル 時にその機能が損なわれることはない。
発電機）からの給電により駆動できるようにすることで，アキュムレータを駆動源とする制御棒，制御棒駆動機構（水圧駆動）及び制御棒駆動系水圧制御ユニットに対して多様性を有する設計とする。
ほう酸水注入系ポンプ及びほう酸水注入系貯蔵タンクは，原子炉格納容器 ほう酸水注入系ポンプ及びほう酸水注入系貯蔵タンクは，制御棒，制御棒駆内及び原子炉建屋原子炉区域内の制御棒，制御棒駆動機構（水圧駆動）及 動系水圧制御ユニットと異なる駆動源を用い，二次格納施設内で位置的分散
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， が図られた設計とする。
制御棒駆動機構（水圧駆動）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。

変更理由

⑤

⑤

7/7

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対処設備について
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【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化③評価進捗による変更・修正

No.

章番号

ページ番号

1

3.2.1

添 3.2-2

原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態であって，設計基準事故対処設備が 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 有する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，以下を防止するため，以下の対策及び設備を設ける。
の対策及び設備を設ける。

⑤

添 3.2-2

高圧代替注水系は，原子炉隔離時冷却系が機能喪失した場合でも，原子炉隔離 高圧代替注水系は，原子炉隔離時冷却系が機能喪失した場合でも，原子炉隔離
時冷却系ポンプよりも高所に配置された高圧代替注水系ポンプを用い，復水貯 時冷却系ポンプよりも高所に配置された高圧代替注水系ポンプを用い，復水貯蔵槽を水源として高圧状態の原子炉圧力容器に注水し炉心を冷却できる設計と 蔵槽を水源として高圧状態の原子炉圧力容器に注水し原子炉水位が維持できるする。また，高圧代替注水系ポンプは，原子炉蒸気で駆動可能な蒸気タービン駆 設計とする。また，高圧代替注水系ポンプは，原子炉蒸気で駆動可能なタービン
動ポンプとし，原子炉蒸気を弁操作で高圧代替注水系ポンプ駆動用タービンに 駆動ポンプとし，原子炉蒸気を弁操作で高圧代替注水系ポンプ駆動用タービン
供給することで起動可能な設計とする。
に供給することで起動可能な設計とする。

⑤

添 3.2-2

高圧代替注水系は，全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失した場合 高圧代替注水系は，全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失した場合でも，現場で系統構成に必要な弁を人力で操作することにより，起動及び高圧注 でも，現場で系統構成に必要な弁を人力で操作することにより，起動及び高圧注
水が必要な期間にわたって運転継続ができる設計とする。なお，人力による措置 水が必要な期間にわたって運転継続ができる設計とする。なお，人力による措置が容易に行えるよう，高圧代替注水系は機械式ガバナでタービン給気蒸気量を が容易に行えるよう，高圧代替注水系は機械式ガバナでタービン給気蒸気量を制御する方式とし，弁操作のみで起動停止運転継続が可能な設計とする。本操 制御する方式とし，弁操作のみで起動停止運転継続が可能な設計とする。本操
作弁については手動で操作できる設計とし，共通要因によって常設直流電源を 作弁については専用の工具を用いて手動で操作できる設計とし，共通要因に用いた弁と同時に機能を損なわないよう，ハンドルを設け，手動操作可能とする よって常設直流電源を用いた弁と同時に機能を損なわないよう，ハンドルを設ことで多様性を持つ設計とする。
け，手動操作可能とすることで多様性を持つ設計とする。

⑤

添 3.2-3

設計基準事故対処設備である原子炉隔離時冷却系は，全交流動力電源喪失及 設計基準事故対処設備である原子炉隔離時冷却系は，全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失した場合でも，現場で系統構成に必要な弁を人力で操 び常設直流電源系統喪失した場合でも，現場で系統構成に必要な弁を人力で操作することにより，起動及び運転継続ができる設計とする。なお，人力による措置 作することにより，起動及び運転継続ができる設計とする。なお，人力による措置が容易に行えるよう，本操作弁については手動で操作できる設計とし，共通要因 が容易に行えるよう，本操作弁については専用の工具を用いて手動で操作できによって常設直流電源を用いた弁と同時に機能を損なわないよう，ハンドルを設 る設計とし，共通要因によって常設直流電源を用いた弁と同時に機能を損なわなけ，手動操作可能とすることで多様性を持つ設計とする。また，原子炉隔離時冷 いよう，ハンドルを設け，手動操作可能とすることで多様性を持つ設計とする。ま
却系は常設直流電源系統喪失時にタービングランド部より蒸気が漏えいするが， た，原子炉隔離時冷却系は直流電源喪失時にタービングランド部より蒸気が漏
蒸気漏えいによる劣悪な作業環境状態を回避するために，原子炉隔離時冷却系 えいするが，蒸気漏えいによる劣悪な作業環境状態を回避するために，原子炉ポンプ室に現場運転員が入室するのはポンプ起動時のみとし，ポンプ起動後に 隔離時冷却系ポンプ室に現場運転員が入室するのはポンプ起動時のみとし，ポついては原子炉隔離時冷却系ポンプ室から退室し，原子炉建屋地下1階に設置 ンプ起動後については原子炉隔離時冷却系ポンプ室から退室し，原子炉建屋地
した原子炉隔離時冷却系過酷事故蒸気止め弁の開度調整により制御可能な運 下1階に設置した原子炉隔離時冷却系過酷事故蒸気止め弁の開度調整により制用とする。なお，ポンプ起動時は原子炉隔離時冷却系ポンプ室内に入室するが， 御可能な運用とする。なお，ポンプ起動時は原子炉隔離時冷却系ポンプ室内にその後速やかに退室するため蒸気漏えいによる環境温度の急激な上昇はないも 入室するが，その後速やかに退室するため蒸気漏えいによる環境温度の急激なのと考えており，防護具（酸素呼吸器及び耐熱服）を確実に装着することにより現 上昇はないものと考えており，保護具（酸素呼吸器及び耐熱服）を確実に装着す
場操作が可能な運用とする。
ることにより本操作が可能な運用とする。

⑤

2

3

4

3.2.1

3.2.1

3.2.1

変更後

変更前

変更理由

1/9

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化
No.

5

6

7

章番号

3.2.1

3.2.1

3.2.2.1.1

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

添 3.2-4(4) 原子炉隔離時冷却系(4) 原子炉隔離時冷却系
原子炉隔離時冷却系は，冷却材喪失事故時において，低圧注水系，高圧炉心注
原子炉隔離時冷却系は，冷却材喪失事故時において，低圧注水系，高圧炉心注
水系及び自動減圧系と連携して，炉心を冷却する機能を有する。
水系及び自動減圧系と連携して，炉心を冷却する機能を有する。
本系統は，原子炉水位低又はドライウェル圧力高の信号で作動を開始し，復水
本系統は，原子炉水位低又はドライウェル圧力高の信号で作動を開始し，復水
貯蔵槽の水又はサプレッション・チェンバのプール水を給水系等を経由して原子貯蔵槽の水又はサプレッション・チェンバのプール水を給水系等を経由して原子炉圧力容器へ注水する。
炉圧力容器へ注水する。また，原子炉水位高信号で注水を自動的に停止する。

⑤

添 3.2-5

高圧炉心注水系，原子炉隔離時冷却系及び高圧代替注水系による原子炉圧力 高圧炉心注水系，原子炉隔離時冷却系及び高圧代替注水系による原子炉圧力容器への高圧注水により原子炉水位が維持できない場合に，ほう酸水注入系を 容器への高圧注水により原子炉水位が維持できない場合に，ほう酸水注入系を重大事故等の進展抑制のために使用し，ほう酸水注入系貯蔵タンクを水源とし 重大事故等の進展抑制のために使用し，ほう酸水注入系貯蔵タンクを水源として，常設代替交流電源設備及び可搬型代替交流電源設備からの給電により，ほ て，常設代替直流電源設備からの給電により，ほう酸水注入系ポンプを用いて原う酸水注入系ポンプを用いて原子炉圧力容器への注水を実施する。
子炉圧力容器への注水を実施する。

⑤

添 3.2-7

本系統は，蒸気タービン駆動ポンプである高圧代替注水系ポンプ1台，電源設備 本系統は，蒸気タービン駆動ポンプである高圧代替注水系ポンプ1台，電源設備（常設代替直流電源設備），計測制御装置及び，水源である復水貯蔵槽，注水流 （常設代替直流電源設備），計測制御装置及び，水源である復水貯蔵槽，注水流路である高圧代替注水系（注水系），復水補給水系，高圧炉心注水系，残留熱除 路である高圧代替注水系（注水系），復水補給水系，高圧炉心注水系（7号炉は去系（7号炉のみ）の配管及び弁並びに給水系の配管，弁及びスパージャ，蒸気 残留熱除去系を含む），給水系の配管，弁及びスパージャ，蒸気流路である高圧流路である高圧代替注水系（蒸気系），主蒸気系，原子炉隔離時冷却系の配管 代替注水系（蒸気系），主蒸気系，原子炉隔離時冷却系の配管及び弁，注水先
及び弁，注水先である原子炉圧力容器から構成される。
である原子炉圧力容器から構成される。

⑤

2/9

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化
No.

章番号

ページ番号

8

3.2.2.1.1

添 3.2-7

9

3.2.2.1.1

添 3.2-8

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

本系統は，全交流動力電源及び設計基準事故対処設備である常設直流電源が 本系統は，全交流動力電源喪失，設計基準事故対処設備である常設直流電源
喪失した場合でも，常設代替直流電源設備からの給電により中央制御室から遠 喪失した場合でも，常設代替直流電源設備からの給電により中央制御室から遠隔手動操作によって，復水貯蔵槽を水源に，給水系等を経由して原子炉圧力容 隔手動操作によって，復水貯蔵槽を水源に，給水系等を経由して原子炉圧力容器へ注水することで炉心を冷却できる設計とする。仮に，常設代替直流電源設備 器へ注水する。仮に，常設代替直流電源設備が機能しない場合でも，現場でのが機能しない場合でも，現場での人力による弁の操作により，高圧注水が必要な 手動操作により，高圧注水が必要な期間にわたって，運転を継続する機能を有期間にわたって，運転を継続できる設計とする。
する。

変更理由

⑤

⑤

3/9

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化
No.

章番号

ページ番号

変更後
表 3.2-1

変更前③評価進捗による変更・修正

変更理由

高圧代替注水系に関する重大事故等対処設備一覧

設備区分

設備名

主要設備

高圧代替注水系ポンプ【常設】

附属設備

－

水源 ※1

復水貯蔵槽【常設】流路

蒸気系
高圧代替注水系（蒸気系）
主蒸気系

配管・弁【常設】

配管・弁【常設】

原子炉隔離時冷却系（蒸気系）

配管・弁【常設】

注水系
高圧代替注水系（注水系）
復水補給水系
高圧炉心注水系
残留熱除去系
給水系

103.2.2.1.1

配管・弁【常設】

配管・弁【常設】
配管・弁【常設】
配管・弁（7 号炉のみ）【常設】

配管・弁・スパージャ【常設】注水先

原子炉圧力容器【常設】電源設備 ※2

常設代替直流電源設備
AM 用直流 125V 蓄電池【常設】添 3.2-9

AM 用直流 125V 充電器【常設】⑤

上記常設代替直流電源設備への給電のための設備として以下の設備を使用する。
常設代替交流電源設備
可搬型代替交流電源設備
可搬型直流電源設備
電源車【可搬】
AM 用直流 125V 充電器【常設】軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
計装設備 ※3

高圧代替注水系系統流量【常設】原子炉水位（広帯域）【常設】原子炉水位（燃料域）【常設】原子炉水位（SA）【常設】原子炉圧力【常設】原子炉圧力（SA）【常設】
復水貯蔵槽水位（SA）【常設】4/9

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化③評価進捗による変更・修正

章番号

ページ番号

11

3.2.2.1.3.1

本来の用途以外の用途として高圧代替注水系に使用する原子炉隔離時冷却本来の用途以外の用途として高圧代替注水系に使用する原子炉隔離時冷却系，高圧炉心注水系及び給水系（7号炉は残留熱除去系を含む）の配管ラインに系，高圧炉心注水系及び給水系（7号炉は残留熱除去系を含む）の配管ラインについては，通常時の隔離された系統構成から高圧代替注水系に切り替えるため
ついては，通常時から高圧代替注水系に切り替えるために表3.2-3で示す弁操作に表3.2-3で示す弁操作を行う。原子炉隔離時冷却系と共用する高圧代替注水を行う。原子炉隔離時冷却系と共用する高圧代替注水系蒸気供給ラインについ系蒸気供給ラインについては，通常時の隔離された系統構成から高圧代替注水ては，高圧代替注水系タービン止め弁を開操作することで，原子炉隔離時冷却系タービン止め弁を開操作することで，原子炉隔離時冷却系から高圧代替注水
系から高圧代替注水系側への蒸気供給に切り替えることができる。また，給水系
添 3.2-15,16 系側への蒸気供給に切り替えることができる。また，給水系（7号炉は残留熱除（7号炉は残留熱除去系を含む）と共用する高圧代替注水系ポンプ吐出ラインに
去系を含む）と共用する高圧代替注水系ポンプ吐出ラインについては，通常時のついては，高圧代替注水系注入弁を開操作することで，高圧代替注水系の流路隔離された系統構成から高圧代替注水系注入弁を開操作することで，高圧代替に切り替えることができる。これらの切り替え操作については，中央制御室から注水系の流路に切り替えることができる。これらの切替え操作については，中央
遠隔操作可能な設計とし，操作弁も2弁と最小限の弁操作とする系統構成とする
制御室から遠隔操作可能な設計とし，操作弁も2弁と最小限の弁操作とする系統ことで，図3.2-2で示すタイムチャートのとおり速やかに切り替え可能な設計とす構成とすることで，図3.2-2で示すタイムチャートのとおり速やかに切替え可能なる。
設計とする。

⑤

12

3.2.2.1.3.2

添 3.2-21

高圧代替注水系は，高圧注水機能を持つ設計基準事故対処設備である高圧炉 高圧代替注水系は高圧注水機能を持つ設計基準事故対処設備である高圧炉心心注水系，原子炉隔離時冷却系と共通要因によって同時に機能を損なわないよ 注水系，原子炉隔離時冷却系に対し，表3.2-7に示すとおり多様性，位置的分散
う，表3.2-7に示すとおり多様性，位置的分散を図った設計とする。
を図った設計とする。

⑤

添 3.2-21

高圧代替注水系のサポート系として，冷却水は自己冷却とすることで高圧炉心注
高圧代替注水系のサポート系として，冷却水は自己冷却とすることで高圧炉心注
水系ポンプ(B)及び(C)，原子炉隔離時冷却系ポンプの冷却水と同時に機能喪失
水系ポンプ(B)及び(C)，原子炉隔離時冷却系ポンプの冷却水と同時に機能喪失しない設計とする。ポンプ駆動源については，共通要因によって同時に機能を損しない設計とする。ポンプ駆動源についてはタービン駆動とすることで電動ポンプ
なわないよう，タービン駆動とすることで電動機駆動ポンプを使用する高圧炉心を使用する高圧炉心注水系に対して多様性を確保する設計とする。
注水系に対して多様性を確保する設計とする。

⑤

添 3.2-21

なお，タービンを駆動させるための蒸気を供給する電動弁については，共通要因 なお，タービンを駆動させるための蒸気を供給する電動弁については，設計基準によって同時に機能を損なわないよう，設計基準事故対処設備である高圧炉心 事故対処設備である高圧炉心注水系ポンプ(B)及び(C)，原子炉隔離時冷却系ポ
注水系(B)及び(C)，原子炉隔離時冷却系と異なる常設代替直流電源設備（AM用 ンプと異なる常設代替直流電源設備により電源供給する設計とし，同時に機能
125V蓄電池）により電源供給する設計とし，同時に機能喪失しない設計とする。 喪失しない設計とする。

⑤

No.

13

14

3.2.2.1.3.2

3.2.2.1.3.2

変更後

変更前

変更理由

5/9

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化
No.

章番号

ページ番号

15

3.2.2.1.3.2

添 3.2-22

16

3.2.4

添 3.2-28

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

⑤

原子炉隔離時冷却系の人力による現場起動に当たっては，プラント通常運転状 原子炉隔離時冷却系の人力による現場起動にあたっては，プラント通常運転状
態から，図3.2-7で示す原子炉隔離時冷却系注入弁の開操作，及びポンプ冷却 態から，図3.2-7で示す原子炉隔離時冷却系注入弁の開操作，及びポンプ冷却
水の流路確保のため，原子炉隔離時冷却系冷却水ライン止め弁，原子炉隔離時 水の流路確保のため，原子炉隔離時冷却系冷却水ライン止め弁，原子炉隔離時
冷却系その他ドレン弁を開操作した後に，原子炉隔離時冷却系タービン止め弁 冷却系その他ドレン弁を開操作した後に，原子炉隔離時冷却系タービン止め弁の開閉操作で起動停止可能な設計であり，これら7弁は手動ハンドルが設置され の開閉操作で起動停止可能な設計であり，これら6弁は手動ハンドルが設置され
ている。
ている。

⑤

6/9

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化
No.

章番号

ページ番号

17

3.2.5.1.1

添 3.2-32

変更後

変更前③評価進捗による変更・修正

変更理由

⑤

7/9

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化
No.

章番号

ページ番号

18

3.2.5.1.3

添 3.2-35

19

3.2.5.1.3

添 3.2-35

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

重大事故等対処設備（設計基準拡張）としての原子炉隔離時冷却系ポンプの多重大事故等対処設備（設計基準拡張）としての原子炉隔離時冷却系ポンプの多様性又は多重性，位置的分散については，非常用交流電源設備（非常用ディー様性又は多重性，位置的分散については，非常用ディーゼル発電機及び常設直ゼル発電機）及び非常用直流電源設備（蓄電池（非常用））が使用可能な場合に流電源が使用可能な場合において，設計基準対象施設として使用する場合と同おいて，設計基準対象施設として使用する場合と同様に表3.2-9に示す設計であ様に表3.2-9に示す設計である。
る。

変更理由

⑤

⑤

8/9

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化
No.

章番号

ページ番号

20

3.2.5.1.3

添 3.2-36

21

3.2.5.2.1

添 3.2-39

22

3.2.5.2.3

添 3.2-42

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

原子炉隔離時冷却系については，設計基準対象施設として使用する場合と同じ
原子炉隔離時冷却系については，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においても使用する設計である。また，原子炉隔離時冷系統構成で重大事故等においても使用する設計である。また，原子炉隔離時冷却系については，テストラインにより系統の機能・性能試験及び漏えいの有無の却系については，テストラインにより系統の機能・性能試験が可能な設計である。
確認並びに弁の開閉動作の確認が可能な設計である。原子炉隔離時冷却系ポ
原子炉隔離時冷却系ポンプについては，発電用原子炉の運転中又は停止中にンプについては，発電用原子炉の運転中又は停止中に系統の機能・性能試験が系統の機能・性能試験が可能な設計であり，発電用原子炉の停止中に分解検査可能な設計であり，発電用原子炉の停止中に分解検査及び外観検査が可能な及び外観検査が可能な設計である。
設計である。

変更理由⑤⑤

高圧炉心注水系については，設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統 高圧炉心注水系については，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においても使用する設計である。また，高圧炉心注水系につ 構成で重大事故等においても使用する設計である。また，高圧炉心注水系については，テストラインにより系統の機能・性能試験及び漏えいの有無の確認並び いては，テストラインにより系統の機能・性能試験が可能な設計である。高圧炉に弁の開閉動作の確認が可能な設計である。高圧炉心注水系ポンプについて 心注水系ポンプについては，発電用原子炉の運転中又は停止中に系統の機能・は，発電用原子炉の運転中又は停止中に系統の機能・性能試験が可能な設計 性能試験が可能な設計であり，発電用原子炉の停止中に分解検査及び外観検であり，発電用原子炉の停止中に分解検査及び外観検査が可能な設計である。 査が可能な設計である。

⑤

9/9

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対処設備について
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【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

1

章番号

3.3.1

ページ番号

添 3.3-2

変更後

－

－

－
3

－

－

4

3.3.1

添 3.3-2

5

3.3.1

添 3.3-2

6

3.3.1

添 3.3-3

変更前

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 重大事故等が発生し原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧の状態である場
備が有する発電用原子炉の減圧機能が喪失した場合においても炉心の著し 合，原子炉の減圧及び低圧状態（動作可能な低圧注水ポンプにて炉心へのい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉冷却材圧力バ 注水維持可能な状態）を維持するために必要な数量※の逃がし安全弁を駆ウンダリを減圧するために，以下の逃がし安全弁の作動に必要な措置及び 動させ原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧することで，炉心の著しい損傷及設備を設ける。
び原子炉格納容器の破損を防止するために以下の設備を設ける。
－

2③評価進捗による変更・修正※逃がし安全弁は，炉心の崩壊熱量が大きな重大事故等発生直後の事象
初期においても，原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧状態から復水移送ポンプ注水維持可能な低圧状態まで減圧させる場合は8個（比較的揚程の高い残留熱除去系ポンプを動作させる場合は4個），原子炉冷却材圧力バウン
ダリが低圧状態に移行した後においては2個を駆動させることで必要な減圧容量を確保可能な設計とする。
また，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
処設備が有する原子炉の減圧機能が喪失した場合においても，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，以下の逃がし安全弁の駆動に必要な措置を講じた設計とする。

変更理由

⑤

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のうち，逃がし安全弁 逃がし安全弁の駆動に必要な逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧の機能回復のための重大事故等対処設備として，高圧窒素ガス供給系を使 機能用アキュムレータの供給圧力が喪失した場合でも，高圧窒素ガス供給用する。
系（非常用）の窒素ガスボンベにより全ての逃がし安全弁（18個）への窒素ガ
高圧窒素ガス供給系は，逃がし安全弁の作動に必要な逃がし弁機能用アス供給が可能な設計とする。
⑤
キュムレータ及び自動減圧機能用アキュムレータの充填圧力が喪失した場
合において，高圧窒素ガス供給系の高圧窒素ガスボンベにより，全ての逃がし安全弁（18個）への窒素ガス供給が可能な設計とする。
(5) 原子炉建屋ブローアウトパネル－
格納容器バイパス（インターフェイスシステムLOCA）発生時において，原子②（ブローアウト
炉建屋ブローアウトパネルは，開放設定圧力に到達した時点で自動的に開パネルのSA設備
放することにより原子炉建屋原子炉区域内の減圧及び環境改善が可能な設化）計とする。
(10) 代替逃がし安全弁駆動装置による原子炉冷却材圧力バウンダリの減 (9) 代替逃がし安全弁駆動装置による減圧
圧
代替逃がし安全弁駆動装置は，高圧窒素ガス供給系（非常用）との独立性，
代替逃がし安全弁駆動装置は，逃がし安全弁機能回復（代替窒素供給）との 位置的分散を考慮した系統構成で，高圧窒素ガス供給系（代替逃がし安全
独立性，位置的分散を考慮した系統構成で，代替逃がし安全弁駆動装置か 弁駆動装置）からの窒素ガスを，手動操作により逃がし安全弁（自動減圧機
らの窒素ガスを，手動操作により逃がし安全弁（自動減圧機能なし10個のう 能なし10個の内4個）に供給する。
⑤
ち4個）に供給する。
代替逃がし安全弁駆動装置による逃がし安全弁の駆動は，電磁弁操作を必
代替逃がし安全弁駆動装置による逃がし安全弁の作動は，電磁弁操作を必 要とせず，排気ポートから直接逃がし安全弁駆動用アクチュエータに高圧窒要とせず，排気ポートから直接逃がし安全弁駆動用アクチュエータに高圧窒 素ガスを供給することで，逃がし安全弁を開操作することができる。
素ガスを供給することで，逃がし安全弁を開操作することができる。

1/17

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化
No.

章番号

ページ番号

7

3.3.2.1.1

添 3.3-4,58

3.3.2.1.3.1

添 3.3-10

9

3.3.2.1.3.1

添 3.3-11

10

3.3.2.1.3.1 添 3.3-12

11

3.3.2.1.3.2

添 3.3-15

12

3.3.2.1.3.2

添 3.3-15

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前(3) 手動による原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧(3) 自動減圧機能
逃がし安全弁は，中央制御室からの遠隔手動操作による逃がし弁機能用ア 自動減圧機能は，非常用炉心冷却系の一部であり，原子炉水位低とドライ
キュムレータの窒素をアクチュエータに供給して18個の弁を作動することが ウェル圧力高の両方の信号により，自動減圧機能用アキュムレータの蓄圧さ可能な設計とする。また，18個の逃がし安全弁のうち8個については，逃がし れた窒素をアクチュエータのピストンに供給して逃がし安全弁（自動減圧機能
安全弁機能用アキュムレータとは独立した自動減圧機能用アキュムレータを 付き）を強制的に開放し，LOCA時等に原子炉圧力を速やかに低下させて，有しており，中央制御室からの遠隔手動操作による自動減圧機能用アキュ 低圧注水系の早期の注水を促す。なお，18個の逃がし安全弁のうち，8個がムレータの窒素をアクチュエータに供給することにより弁を作動することも可 この機能を有しており，インターフェイスシステムLOCA時等において中央制能な設計とする。
御室からの遠隔手動操作による自動減圧機能用アキュムレータを用いて逃なお，格納容器バイパス（インターフェイスシステムLOCA）発生時において， がし安全弁（8個）の強制開操作が可能な設計とする。
原子炉冷却材圧力バウンダリの損傷箇所の発見又は隔離ができない場合の重大事故等対処設備として，逃がし安全弁は，中央制御室からの手動操
作によって弁を作動し，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧させることで原
子炉冷却材の漏えいを抑制できる設計とする。
想定される重大事故等時の環境条件下のうち，原子炉格納容器の圧力が仮 想定される重大事故等時の環境条件下のうち，原子炉格納容器圧力が仮にに設計圧力の2倍の状態（620kPa[gage]）となった場合においても，確実に逃 設計圧力の2倍の状態（2Pd）となった場合においても，確実に逃がし安全弁
がし安全弁を作動させることができるよう，高圧窒素ガス供給系の供給圧力 を作動させることができるように，高圧窒素ガス供給系（非常用）の供給圧力を設定する。また，原子炉格納容器内へスプレイを行うことにより，逃がし安 を設定する。また，原子炉格納容器スプレイを併用することにより，原子炉格
全弁近傍の格納容器温度を低下させることが可能な設計とする。
納容器内の雰囲気温度が逃がし安全弁の最高使用温度を超えないようにする。
機能・性能試験として，安全弁機能検査，逃がし弁機能検査，自動減圧機能 機能・性能試験として，安全弁機能検査，安全弁検査,逃がし弁機能検査，自動減圧機
能検査を行うことが可能な設計とする。
検査を行うことが可能な設計とする。
新規追加の為 記載なし
逃がし安全弁は，中央制御室からの遠隔操作により弁の開閉を行い，「全開」から「全閉」，並びに「全閉」から「全開」へ動作することが確認可能な設計とする。
逃がし安全弁は，設計基準事故対処設備の弁吹出量が，想定される重大事 逃がし安全弁は，十分な吹出能力を有する容量とし，設計基準対象施設の故等時において，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するために必要な弁 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て十吹出量に対して十分であるため，設計基準事故対処設備の弁吹出量と同仕 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と同仕様の設計と様の設計とする。
する。
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としての自動減 また，アキュムレータ（逃がし弁機能用，自動減圧機能用）は，逃がし安全弁
圧機能用アキュムレータの供給窒素の容量が，想定される重大事故等時に の開動作に十分な供給窒素を有する容量とし，設計基準対象施設の容量等
おいて，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための逃がし安全弁の開 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て十分であ動作に必要な供給窒素の容量に対して十分であるため，設計基準事故対処 ることを確認した上で，設計基準対象施設の容量等と同仕様の設計とする。
設備の供給窒素の容量と同仕様の設計とする。
逃がし弁機能用アキュムレータは，設計基準対象施設としての逃がし弁機能用アキュムレータの供給窒素の容量が，想定される重大事故等時において，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための逃がし安全弁の開動作に必
要な供給窒素の容量に対して十分であるため，設計基準対象施設の供給窒素の容量と同仕様の設計とする。

変更理由

⑤

⑤

⑤
⑤

⑤

⑤

2/17

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化
No.

章番号

ページ番号

13

3.3.2.1.3.2

添 3.3-16

14

3.3.2.1.3.2

添 3.3-16

15

3.3.2.1.3.2

添 3.3-16

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

逃がし安全弁，逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュム 逃がし安全弁及びアキュムレータ（逃がし弁機能用，自動減圧機能用）は，
レータは，設計基準事故対処設備と重大事故等対処設備としての安全機能 設計基準事故対処設備と重大事故等対処設備としての安全機能を兼ねる設
を兼ねる設備であるが，想定される重大事故等時に必要な個数に対して十 備であるが，重大事故等により動作が必要な個数に対して十分に余裕を
分に余裕を持った個数を分散して設置することにより，多重性を有する設計 持った個数を設置することにより，多重性を持った設計とする。また，外部かとする。また，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた原子炉格納容器 らの衝撃による損傷の防止が図られた原子炉格納容器内に設置することに内に設置することにより，外部からの共通要因によって同時に安全機能が損 より，外部からの共通要因により同時に安全機能が損なわれるおそれがな
なわれるおそれがない設計とする。
い設計とする。
逃がし安全弁は，中央制御室からの手動操作又は代替自動減圧ロジック
また，逃がし安全弁は逃がし弁機能と自動減圧機能の異なる２種類の開操（代替自動減圧機能）からの信号により作動することで，自動減圧機能による 作機能があり，逃がし弁機能と自動減圧機能には独立した複数の駆動用窒作動に対して多様性を有する設計とする。また，逃がし安全弁は，所内蓄電 素供給源，駆動電源及び操作系を確保することで，可能な限り多様性を持っ式直流電源設備（直流125V蓄電池A，直流125V蓄電池A-2，AM用直流125V た設計とする。
蓄電池）及び可搬型直流電源設備（電源車）からの給電により作動すること
で，非常用直流電源設備(蓄電池（非常用）)からの給電による作動に対して多様性を有する設計とする。

変更理由

⑤

⑤

⑤

3/17

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化
No.

章番号

ページ番号

変更後
表 3.3-8

3.3.2.2.1

添 3.3-17

変更前

変更理由

代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）に関する重大事故等対処設備一覧

設備区分

16

③評価進捗による変更・修正

設備名

主要設備

代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）【常設】
自動減圧系の起動阻止スイッチ【常設】

附属設備

－

水源

－

流路

－

注水先

－

電源設備※1

非常用交流電源設備

計装設備※2

原子炉圧力【常設】原子炉圧力（SA）【常設】
原子炉水位（広帯域）【常設】
原子炉水位（燃料域）【常設】⑤

非常用ディーゼル発電機（設計基準拡張）【常設】

原子炉水位（SA）【常設】

17

3.3.2.2.2

添 3.3-18

18 3.3.2.2.3.1

添 3.3-20

19 3.3.2.2.3.1

添 3.3-20

図3.3-3 代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）説明図
自動減圧系の起動阻止スイッチは，想定される重大事故等時において，中央制御室にて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を操作するにあたり，操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，誤操作防止のために銘板をつけることで識別可能とし，運転員の操作及び監視性を考慮して確実に操作が可能な設計とする。

図3.3-3 代替自動減圧機能説明図

自動減圧系回路と代替自動減圧機能回路の自動起動阻止回路は，中央制御室の制御盤の阻止スイッチ（ハードスイッチ）にて手動による操作が可能な設計とする。中央制御室の阻止スイッチを操作するにあたり，操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，誤操作防止のために銘板をつけることで識別可能とし，運転員の操作及び監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。
代替自動減圧機能は，逃がし安全弁の作動信号を発信する設備であり，発 代替自動減圧機能は，逃がし安全弁の作動信号を発信する設備であり，発電用原子炉の運転中に試験又は検査を実施する場合には，過大な出力変 電用原子炉の運転中に試験又は検査を実施する場合には，過大な出力変動等により発電用原子炉に外乱を与える可能性があり，かつ，試験中又は 動等により発電用原子炉に外乱を与える可能性があり，かつ，試験中又は検査中は機能自体が維持できない状態となる為，表3.3-10に示すように発電 検査中は機能自体が維持できない状態となる為，表3.3-10に示すように発電用原子炉の停止中に機能・性能の確認が可能な設計とする。機能・性能確 用原子炉の停止中に機能・性能の確認が可能な設計とする。模擬入力によ認として，模擬入力によるロジック回路動作確認（自動減圧系の起動阻止ス る機能確認としてロジック回路動作確認（阻止スイッチの機能確認を含む）がイッチの機能確認を含む。），校正，設定値及びタイマーの確認ができる設計 可能な設計とする。また，性能の確認が可能なように，模擬入力による校正とする。
及び設定値，タイマーの確認ができる設計とする。

⑤

⑤

⑤

4/17

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化
No.

章番号

ページ番号

20 3.3.2.2.3.1

添 3.3-20

21 3.3.2.2.3.1

添 3.3-21

22 3.3.2.2.3.1

添 3.3-21

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前⑤

代替自動減圧機能は，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が可能な設計とする。

代替自動減圧機能は，本来の用途以外の用途には使用しない設計とする。

検出器（原子炉水位低（レベル1），残留熱除去系ポンプ吐出圧力高）からの 検出器（原子炉水位低（レベル1），残留熱除去系ポンプ吐出圧力高）からの入力信号については共用しているが，自動減圧系と電気的な隔離装置（リ
入力信号については共有しているが，自動減圧系と電気的な隔離装置（リレー）を用いて信号を分離し，自動減圧系に悪影響を及ぼさない設計とする。 レー）を用いて信号を分離し，自動減圧系への悪影響を与えない設計とすまた，ロジック回路からの作動用電磁弁制御信号についても共用しているる。また，ロジック回路からの作動用電磁弁制御信号についても共用していが，自動減圧系と電気的な隔離装置（リレー）を用いて信号を分離しており， るが，自動減圧系と電気的な隔離装置（リレー）を用いて信号を分離してお自動減圧系に悪影響を及ぼさない設計とする。
り，自動減圧系への悪影響を与えない設計とする。

⑤⑤

また，代替自動減圧機能は，自動減圧系と共通要因によって同時に機能が また，代替自動減圧機能のロジック回路は，アナログ回路であるが，自動減圧系機能のロジック回路はディ
損なわれないよう，ロジック回路をアナログ回路で構築することで，ロジック回⑤
路をディジタル回路で構築する自動減圧系に対して多様性を有する設計とする。
電源車は，代替所内電気設備へ接続することにより，AM用MCCを経由し復 電源車は，代替所内電気設備へ接続することにより，AM用MCCを経由し復水移送ポンプ等に電源供給しつつ，AM用直流125V充電器を経由し，24時間 水移送ポンプ等に電源供給しつつ，AM用直流125V充電器を経由し，24時間にわたり逃がし安全弁等，重大事故等の対応に必要な直流設備へ電源供給 にわたり逃がし安全弁等，重大事故等の対応に必要な直流設備へ電源供給できる設計とする。また，軽油タンクより，タンクローリ（4kL）を用いて燃料を できる設計とする。また，軽油タンクより，タンクローリ（4kL）を用いて燃料を補給が可能な設計とする。
補給できる設計とする。

23 3.3.2.2.3.2

添 3.3-24

24

添 3.3-25 また，駆動回路に逃がし安全弁用可搬型蓄電池を接続することで，逃がし安 また，駆動回路に逃がし安全弁用可搬型蓄電池を接続することで，逃がし安全弁（2個）の作動が可能な設計とする。逃がし安全弁用可搬型蓄電池は， 全弁（2個）の駆動が可能な設計とする。逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，24時間にわたり逃がし安全弁（2個）を連続開可能な容量を有する設計とす 24時間にわたり逃がし安全弁（2個）を連続開可能な容量を有する設計とする。
る。

3.3.2.3.1

変更理由⑤

逃がし安全弁機能回復（可搬型代替直流電源供給）に関する重大事故等対 重大事故等対処設備一覧を表3.3-11に示す。
処設備一覧を表3.3-11に示す。

5/17

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化
No.

章番号

25 3.3.2.3.1

ページ番号

添 3.3-26

変更後

変更前③評価進捗による変更・修正

変更理由

⑤

6/17

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化
No.

章番号

26 3.3.2.3.2

ページ番号

添 3.3-27

変更後（2）電源車(6号及び7号炉で共用)
エンジン
台数：8（予備1）
使用燃料 ：軽油発電機
台数：8（予備1）
種類：同期発電機容量：約500kVA/台
力率
：0.8
電圧
：6.9kV
周波数：50Hz
設置場所 ：原子炉建屋電源車第一設置場所及び第二設置場所
保管場所 ：荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所
3）AM用直流125V充電器
個数
：1
電圧
：125V
容量
：約300A
取付箇所 ：原子炉建屋内の原子炉区域外地上4階

27

28

3.3.2.3.3.1

3.3.2.3.3.1

AM用切替装置（SRV）は，中央制御室の制御盤内の切替え装置にて手動による操作が可能な設計とする。中央制御室の切替え装置を操作するにあたり，運転員の操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，切替え装
添 3.3-29 置は誤操作防止のために銘板をつけることで識別可能とし，運転員の操作及び監視性を考慮して確実に操作が可能な設計とする。
表3.3-13に操作対象機器の操作場所等を示す。

③評価進捗による変更・修正

変更前（2）可搬型代替交流電源設備（電源車）(6号及び7号炉で共用)
エンジン
個数：4（2／プラント）（予備5）使用燃料 ：軽油発電機
個数：4（2／プラント）（予備5）種類：横軸回転界磁3相同期発電機
容量：約500kVA/台
力率
：0.8
電圧
：6.9kV
周波数：50Hz
取付箇所 ：荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所

変更理由

⑤

（3）AM 用直流125V 充電器
個数 ：1
電圧 ：125V
容量 ：約300A
取付箇所 ：原子炉建屋地上4 階
AM用切替装置（SRV）は，中央制御室の制御盤内の切替装置にて手動による操作が可能な設計とする。中央制御室の切替装置を操作するにあたり，運転員の操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，切替装置は誤操作防止のために銘板をつけることで識別可能とし，運転員の操作及び監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。

逃がし安全弁用可搬型蓄電池及びAM用切替装置（SRV）は，本来の用途以 逃がし安全弁用可搬型蓄電池及びAM用切替装置（SRV）は，本来の用途以外の用途には使用しない設計とする。逃がし安全弁用可搬型蓄電池の接続 外の用途には使用しない設計とする。逃がし安全弁用可搬型蓄電池の接続
添 3.3-31
は，接続規格を統一することにより，速やかに接続操作が可能な設計とす
は，接続規格を統一することにより，速やかに接続操作可能な設計とする。
る。

⑤

⑤

7/17

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化
No.

章番号

29 3.3.2.3.3.1

30 3.3.2.3.3.3

31

3.3.2.3.3.3

32 3.3.2.4.1

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

添 3.3-31

逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，24時間にわたり逃がし安全弁（2個）を連 逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，24時間にわたり逃がし安全弁（2個）を連続開可能な容量を有するものを，6号及び7号炉にそれぞれ1セット1個使用す 続開可能な容量を有するものを，6号炉，7号炉それぞれ1セット1個使用す
添 3.3-34 る。保有数は6号，7号炉それぞれで1セット1個に，故障時及び保守点検によ る。保有数は1セット1個に，故障時及び保守点検による待機徐外時のバックる待機徐外時のバックアップ用として1個（6号及び7号炉共用）を分散して保 アップ用として1個（6号及び7号炉共用）を分散して保管する。
管する。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池の接続は，接続規格を統一することにより，一 逃がし安全弁用可搬型蓄電池の接続は，接続規格を統一することにより，一般的に使用される工具（ドライバー等）を用いて容易かつ確実に接続操作が 般的に使用される工具（ドライバー等）を用いて容易かつ確実に接続操作可
添 3.3-34
可能な設計とする。
能な設計とする。

添 3.3-39

変更理由

⑤

⑤

⑤

①（手順の判断基準に用いる計装設備のSA設備
化）

8/17

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化
No.

章番号

33 3.3.2.4.3.1

ページ番号
添 3.3-42

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

高圧窒素ガス供給系は，表3.3-20に示すように発電用原子炉の停止中に機 高圧窒素ガス供給系（非常用）は，表3.3-20に示すように発電用原子炉の停能・性能試験が可能な設計とし，発電用原子炉の運転中又は停止中に高圧 止中に機能・性能試験が可能な設計とし，運転中に高圧窒素ガスボンベの窒素ガスボンベの外観検査が可能な設計とする。
外観検査が可能な設計とする。

表 3.3-20
発電用原子炉変更理由⑤

高圧窒素ガス供給系の試験及び検査

項目

内容

の状態

34 3.3.2.4.3.1

35 3.3.2.4.3.1

36

添 3.3-42

添 3.3-42

3.3.2.4.3.1

添 3.3-43

37 3.3.2.4.3.1

添 3.3-43

運転中

外観検査

高圧窒素ガスボンベの外観の確認

停止中

機能・性能試験

供給圧力の確認，漏えいの確認

外観検査

高圧窒素ガスボンベの外観の確認
規定圧力の確認

規定圧力の確認⑤

なお，通常時の当該系統の使用にあたり切替え操作が必要となることから， －速やかに切替え操作が可能なように，系統に必要な弁等を設ける。
高圧窒素ガスボンベによる駆動源確保について，図3.3-7,図3.3-8のタイム
チャートに示す。

高圧窒素ガスボンベによる駆動源確保について，「1.3 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等（技術的能力審査基準 1.3 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための手順等に対する技術的能力を示す章）」
に示す。

⑤

⑤

⑤

9/17

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化
No.

章番号

38 3.3.2.4.3.1

ページ番号

添 3.3-44

40 3.3.2.4.3.1

添 3.3-44

42 3.3.2.4.3.2

変更前

添 3.3-43

39 3.3.2.4.3.1

41 3.3.2.4.3.2

変更後③評価進捗による変更・修正

添 3.3-46

添 3.3-47

変更理由⑤

高圧窒素ガス供給系は，通常時は弁により他の系統と隔離し，他の設備に 高圧窒素ガス供給系（非常用）は，弁（6号炉はHPIN常用非常用窒素ガス連
悪影響を及ぼさない設計とする。高圧窒素ガス供給系を用いる場合は，弁操 絡弁P54-MO-F027A,B，7号炉はHPIN常用・非常用窒素ガス連絡弁P54作によって，通常時の系統構成から重大事故等対処設備としての系統構成 MO-F012A,B）の閉操作及び弁（6号炉はHPIN非常用窒素ガス供給元弁とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
P54-MO-F018A,B，7号炉はHPIN非常用窒素ガス供給弁P54-MO-F003A,B）の開操作によって，通常時の系統構成から重大事故等対処設備としての系
統構成及び系統隔離とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
高圧窒素ガス供給系の系統構成に操作が必要な機器の設置場所，操作場 －所を表3.3-21に示す。
負荷に直接接続する可搬型設備である高圧窒素ガスボンベは，必要となる 負荷に直接接続する可搬型設備である高圧窒素ガスボンベの本数は，必要容量等を有するものを1セット5本使用する。保有数は1セット5本に加えて，故 となる容量等を有するものを，6号及び7号炉それぞれ1セット5本使用する。
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それぞれ20本の 保有数は1セット5本に，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアッ
合計25本を保管する。
プ用として6号及び7号炉それぞれ20本を保管する。
高圧窒素ガスボンベは，原子炉建屋地上4階（原子炉建屋内の原子炉区域外）に設置されており，想定される重大事故等時における放射線を考慮しても作業への影響はないと想定しているが，仮に線量が高い場合は線源からの離隔距離をとることにより，高圧窒素ガスボンベの予備品との取替え及び常設接続口との接続が可能である。また，現場での取替え及び接続作業に当たっては，袋ナットによる専用の接続方式により，確実に速やかに接続が可能である。

高圧窒素ガスボンベは，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設置場所である，原子炉建屋の二次格納施設外に設置し，想定される重大事故等が発生した場合においても，高圧窒素ガスボンベの予備品との交換，及び常設接続口との接続が可能である。

⑤

⑤

⑤

⑤

10/17

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化
No.

章番号

43 3.3.2.4.3.2

44

3.3.2.4.3.2

45 3.3.2.5.1

ページ番号

添 3.3-48③評価進捗による変更・修正

変更後

変更前

変更理由

高圧窒素ガスボンベは，地震，津波，その他自然現象又は故意による大型航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及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮し，原子炉格納容器内の多重化された逃がし弁機能用アキュムレータ及び自動減圧機能用アキュム
レータと位置的分散を図り，原子炉建屋地上4階（原子炉建屋内の原子炉区域外）に分散して保管する。

高圧窒素ガスボンベは，津波，その他自然現象による影響（風（台風），竜
巻，積雪，低温，落雷，火山の影響，森林火災，降水，生物学的事象）及び外部人為事象（近隣工場等の火災又は爆発，有毒ガス）に対して，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた原子炉建屋の二次格納施設外に保管する。

⑤

また，設計基準事故対処設備である多重化されたアキュムレータ（逃がし弁機能用，自動減圧機能用）と原子炉格納容器内外で位置的分散を図るとともに，複数箇所に保管及び設置する。
高圧窒素ガスボンベは，原子炉建屋地上4階（原子炉建屋内の原子炉区域 高圧窒素ガスボンベの運搬経路は，津波，その他自然現象による影響（風外）に分散して保管及び設置しており，想定される重大事故等時においても， （台風），竜巻，積雪，低温，落雷，火山の影響，森林火災，降水，生物学的保管場所から設置場所までの運搬経路について，設備の運搬及び移動に支 事象）及び外部人為事象（近隣工場等の火災又は爆発，有毒ガス）に対し
添 3.3-48 障をきたすことのないよう，迂回路も考慮して複数の屋内アクセスルートを確 て，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた原子炉建屋の二次格納施⑤
保する。（『可搬型重大事故等対処設備保管場所及びアクセスルートについ 設外に確保し，地震時の迂回路も考慮して複数の屋内アクセスルートを確保て』参照）
する。（『可搬型重大事故等対処設備保管場所及びアクセスルートについて』参照）
3.3.2.5 原子炉建屋ブローアウトパネル－
3.3.2.5.1 設備概要
原子炉建屋ブローアウトパネルは，格納容器バイパス（インターフェイスシス
テムLOCA）発生時に，原子炉冷却材が原子炉建屋原子炉区域内へ漏えい
して蒸気となり，原子炉建屋原子炉区域内の圧力が上昇した場合において，原子炉建屋原子炉区域内の減圧及び環境改善をすることを目的として使用する。
②（ブローアウト
添 3.3-50 本設備は，止め板等で構成し，運転員による開放操作を行うことなく，原子炉
パネルのSA設備
建屋原子炉区域内と外気との差圧が開放設定圧力に到達した時点で自動化）的に開放することで，原子炉建屋原子炉区域内の減圧及び環境改善が可能な設計とする。これにより，原子炉建屋原子炉区域内の減圧及び環境改善をすることで，格納容器バイパス（インターフェイスシステムLOCA）発生時に高圧炉心注水系注入隔離弁を現場操作により閉止することが可能となる。
原子炉建屋ブローアウトパネルに関する設備概要図を図3.3-9に，重大事故等対処設備一覧を表3.3-23に示す。

11/17

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化
No.

章番号

ページ番号

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由

－

46 3.3.2.5.1②（ブローアウト
パネルのSA設備化）

添 3.3-50－

47 3.3.2.5.1②（ブローアウト
パネルのSA設備化）

添 3.3-50

3.3.2.5.2 主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
48 3.3.2.5.2

添 3.3-51(1) 原子炉建屋ブローアウトパネル
個数：1式
取付箇所 ：原子炉建屋地上4階－②（ブローアウト
パネルのSA設備
化）

12/17

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化
No.

章番号

ページ番号

変更後

変更前

3.3.2.5.3 設置許可基準規則第43条への適合方針
3.3.2.5.3.1 設置許可基準規則第43条第1項への適合方針

添 3.3-51

変更理由－(1) 環境条件及び荷重条件（設置許可基準規則第43条第1項一）(ⅰ) 要求事項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，荷重その他の使用条件において，重大事故等に対処するために必要な機能を有効に発揮するものであること。
49 3.3.2.5.3.1③評価進捗による変更・修正②（ブローアウト
パネルのSA設備
化）(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
原子炉建屋ブローアウトパネルは，原子炉建屋原子炉区域と屋外との境界に設置し，想定される重大事故等時における，原子炉建屋原子炉区域内及び屋外の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮できるよう，以下の表3.3-24に示す設計とする。
（46-3）

50 3.3.2.5.3.1

添 3.3-51

環境条件等

対応

温度・圧力・湿度・放原子炉建屋原子炉区域内及び屋外で想定される温度，圧

射線

力，湿度及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した
機器を使用する。

屋外の天候による影響

重大事故等時においても，降水及び凍結によりその機能が損なわれないことを確認する。

海水を通水する系統へ海水を通水することはない。

の影響
地震

適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方
針」に示す）
。

風（台風）
・積雪

屋外で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しない－②（ブローアウト
パネルのSA設備化）

ことを評価により確認する。
電磁的障害

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。

13/17

機器を使用する。
屋外の天候による影響

重大事故等時においても，降水及び凍結によりその機能が損なわれないことを確認する。

海水を通水する系統へ海水を通水することはない。

まとめ資料変更箇所リストの影響
地震

適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方【変更理由の類型化】
針」に示す）
。

風（台風）
・積雪

屋外で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しない①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化ことを評価により確認する。
電磁的障害

No.

章番号

ページ番号

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。

変更後(2) 操作性（設置許可基準規則第43条第1項二）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において確実に操作できるものであること。
51 3.3.2.5.3.1

添 3.3-52

添 3.3-52

変更理由－②（ブローアウト
パネルのSA設備
化）(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
原子炉建屋ブローアウトパネルは，原子炉建屋原子炉区域内と屋外との差圧により，自動的に開放する設備とし，操作不要な設計とする。
（46-3）(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第43条第1項三）(ⅰ) 要求事項
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に試験又は検査ができるものであること。

52 3.3.2.5.3.1

変更前③評価進捗による変更・修正－②（ブローアウト
パネルのSA設備
化）(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
原子炉建屋ブローアウトパネルは，表3.3-25に示すように，発電用原子炉の運転中又は停止中に外観検査が可能な設計とする。
（46-5）－

53 3.3.2.5.3.1

添 3.3-52

発電用原子炉の状態

項目

運転中又は停止中

外観検査

内容
原子炉建屋ブローアウトパネル外観の確認②（ブローアウト
パネルのSA設備
化）

14/17

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化
No.

章番号

ページ番号

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由(4) 切り替えの容易性（設置許可基準規則第43条第1項四）－(ⅰ) 要求事項
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する設備にあっては，通常時に使用する系統から速やかに切り替えられる機能を備えるものであること。
54 3.3.2.5.3.1

添

3.352,53(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

②（ブローアウト
パネルのSA設備
化）

原子炉建屋ブローアウトパネルは，本来の用途以外の用途として使用しない。
また，原子炉建屋ブローアウトパネルは，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る。
（46-4）(5) 悪影響の防止（設置許可基準規則第43条第1項五）－(ⅰ) 要求事項
工場等内の他の設備に対して悪影響を及ぼさないものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
55 3.3.2.5.3.1

添 3.3-53
原子炉建屋ブローアウトパネルは，他の設備と独立して作動することにより，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
また，原子炉建屋ブローアウトパネルは，開放動作により，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
（46-3,46-4）

56 3.3.2.5.3.1

添 3.3-53(6) 設置場所（設置許可基準規則第43条第1項六）－(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等が発生した場合において重大事故等対処設備の操作及び復旧作業を行うことができるよう，放射線量が高くなるおそれが少ない
設置場所の選定，設置場所への遮蔽物の設置その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。

②（ブローアウト
パネルのSA設備
化）②（ブローアウト
パネルのSA設備
化）

原子炉建屋ブローアウトパネルは，原子炉建屋原子炉区域内と屋外との差圧により，自動的に開放する設備とし，現場における作業は発生しない。

15/17

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化
No.

章番号

ページ番号

変更後
3.3.2.5.3.2 設置許可基準規則第43条第2項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第43条第2項一）(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。

57 3.3.2.5.3.2

添 3.3-54

変更前

変更理由

－

(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
原子炉建屋ブローアウトパネルは，想定される重大事故等時において，原子
炉建屋原子炉区域内に漏えいした蒸気を原子炉建屋外に排気して，原子炉
建屋原子炉区域内の減圧及び環境改善のために必要となる容量を有する設計とする。
(2) 共用の禁止（設置許可基準規則第43条第2項二）－(ⅰ) 要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉
施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等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，この限りでない。

58 3.3.2.5.3.2③評価進捗による変更・修正

添 3.3-54(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

②（ブローアウト
パネルのSA設備
化）②（ブローアウト
パネルのSA設備
化）

原子炉建屋ブローアウトパネルは，二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。
(3) 設計基準事故対処設備との多様性（設置許可基準規則第43条第2項三） －(ⅰ) 要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
59 3.3.2.5.3.2

添 3.3-54(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

②（ブローアウト
パネルのSA設備
化）

原子炉建屋ブローアウトパネルは常設重大事故防止設備であるが，同一目的の設計基準事故対処設備はない。
（46-3,46-4）

16/17

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化
No.

章番号

60 3.3.3.1.1

61 3.3.3.1.3

ページ番号

添 3.3-57

添 3.3-57

62 3.3.3.1.3

添 3.3-57

63 3.3.3.1.3

添 3.3-57

64 3.3.3.1.3

添 3.3-58

65 3.3.3.1.3

添 3.3-58

変更後

変更前③評価進捗による変更・修正

変更理由①（対象設備の追加）

インターフェイスシステムLOCA隔離弁である高圧炉心注水系注入隔離弁
インターフェイスシステムLOCA隔離弁は，想定される重大事故等時に重大は，想定される重大事故等時に重大事故等対処設備（設計基準拡張）として 事故等対処設備（設計基準拡張）として使用するため，「2.3 重大事故等対②（IS-LOCA隔離使用するため，「2.3 重大事故等対処設備に関する基本方針」のうち，多様 処設備に関する基本方針」のうち，多様性，位置的分散を除く設計方針を適
弁SA化）
性，位置的分散を除く設計方針を適用して設計を行う。
用して設計を行う。
インターフェイスシステムLOCA隔離弁である高圧炉心注水系注入隔離弁に インターフェイスシステムLOCA隔離弁については，設計基準対象施設としてついては，設計基準対象施設として使用する場合と同様の系統構成で重大 使用する場合と同様の系統構成で重大事故等においても使用するため，他 ②（IS-LOCA隔離事故等時においても使用するため，他の設備に悪影響を及ぼさない設計で の施設に悪影響を及ぼさない設計である。
弁SA化）
ある。
インターフェイスシステムLOCA隔離弁である高圧炉心注水系注入隔離弁に インターフェイスシステムLOCA隔離弁については，二次格納施設内に設置さついては，原子炉建屋原子炉区域内に設置される設備であることから，想定 れる設備であることから，想定される重大事故等が発生した場合における二②（IS-LOCA隔離される重大事故等時における原子炉建屋原子炉区域内の環境条件及び荷 次格納施設内の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮す
弁SA化）
重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，表3.3-24に示 ることができるよう，表3.3-24に示す設計である。
す設計である。
また，インターフェイスシステムLOCA隔離弁である高圧炉心注水系注入隔 また，インターフェイスシステムLOCA隔離弁は設置場所である二次格納施
離弁は，設置場所である原子炉建屋原子炉区域内にて手動操作が可能な 設内にて手動操作可能な設計であり，操作位置の放射線量が高くなるおそ ②（IS-LOCA隔離設計であり，操作位置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可 れが少ないため操作が可能である。
弁SA化）
能である。
インターフェイスシステムLOCA隔離弁である高圧炉心注水系注入隔離弁
インターフェイスシステムLOCA隔離弁は，設計基準対象施設として使用するは，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 場合と同じ系統構成で重大事故等においても使用する設計である。また，イ②（IS-LOCA隔離においても使用する設計である。また，高圧炉心注水系注入隔離弁は，発電 ンターフェイスシステムLOCA隔離弁は，発電用原子炉の運転中に機能・性
弁SA化）
用原子炉の運転中に機能・性能試験，停止中に分解検査が可能な設計であ 能試験を，また停止中に分解検査を実施可能な設計である。
る。

17/17

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対処設備について
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【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正
更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

変更前

③評価進捗による変変更理由

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 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である残留熱除去系が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合 備である残留熱除去系の機能が喪失した場合においても
においても
1

3.4.1

添 3.4-2

2

3.4.1

添 3.4-2

3

3.4.1

添 3.4-2⑤低圧代替注水系（可搬型）は，荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場 低圧代替注水系（可搬型）は，津波の影響を受けない高台に配備した可搬所並びに5号炉東側第二保管場所に分散配備した可搬型代替注水ポンプ 型代替注水ポンプ（A-2級）を用い，残留熱除去系（低圧注水モード）とは異（A-2級）を用い，残留熱除去系（低圧注水モード）とは異なる代替淡水源（淡 なる複数の代替淡水源（防火水槽又は淡水貯水池）を水源として原子炉圧
水貯水池及び防火水槽）を水源として原子炉圧力容器に注水することで炉 力容器へ注水する設計とする。
心を冷却できる 設計とする。

①（TBP対応に伴う保管場所の追加）②（水源の運用変更に伴う変更）

残留熱除去系（低圧注水モード）とは異なる復水貯蔵槽を水源として原子炉 残留熱除去系（低圧注水モード）とは異なる復水貯蔵槽を水源として原子炉
圧力容器に注水することで炉心を冷却できる設計とする。
圧力容器へ注水する設計とする。

⑤

また，代替淡水源（淡水貯水池及び防火水槽）の淡水が枯渇した場合の海 また，複数の代替淡水源（防火水槽，淡水貯水池）の淡水が枯渇した場合
水の利用手段として，以下を整備する。
の海水の利用手段として，以下を整備する。
4

5

6

3.4.1

3.4.1

3.4.2
3.4.2.1
3.4.2.1.1

添 3.4-4

添 3.4-4

添 3.4-6②（水源の運用変更に伴う変更）

低圧代替注水系（常設）の水源である復水貯蔵槽並びに低圧代替注水系 低圧代替注水系（常設）の水源である復水貯蔵槽並びに低圧代替注水系（可搬型）の水源である代替淡水源（淡水貯水池及び防火水槽）の淡水が枯 （可搬型）の水源である複数の代替淡水源（防火水槽，淡水貯水池）の淡水
渇した場合において，防潮堤の内側に設置している海水取水箇所（取水路） が枯渇した場合において，防潮堤の内側に設置している海水取水箇所（取より，大容量送水車（海水取水用）を用いて復水貯蔵槽への供給及び防火 水路）より，大容量送水車（海水取水用）を用いて復水貯蔵槽への供給及び水槽への供給又は低圧代替注水系（可搬型）で用いる可搬型代替注水ポン 防火水槽への供給又は低圧代替注水系（可搬型）で用いる可搬型代替注水 ②（水源の運用変更に伴う変更）
プ（A-2級）に海水を直接送水を行う設計とする。なお，海の利用については ポンプ（A-2級）に海水を直接送水を行う設計とする。なお，海水の利用につ「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 いては「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準
56条に対する設計方針を示す章）」で示す。
規則第56条に対する設計方針を示す章）」で示す。
本系統は，復水移送ポンプ，電源設備（非常用交流電源設備，常設代替交 本系統は，復水移送ポンプ，電源設備（非常用交流電源設備，常設代替交
流電源設備，可搬型代替交流電源設備,代替所内電気設備），計測制御装 流電源設備，可搬型代替交流電源設備），計測制御装置及び，水源である
置及び，水源である復水貯蔵槽，流路である復水補給水系及び高圧炉心注 復水貯蔵槽，流路である復水補給水系，残留熱除去系，給水系，高圧炉心水系の配管及び弁並びに残留熱除去系及び給水系の配管，弁及びスパー 注水系の配管，弁，スパージャ，注水先である原子炉圧力容器等から構成
ジャ，注水先である原子炉圧力容器等から構成される。
される。

⑤

1/17

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正
更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

変更前

削除
7

3.4.2
3.4.2.1
3.4.2.1.1

8

3.4.2
3.4.2.1
3.4.2.1.1

9

3.4.2
3.4.2.1
3.4.2.1.1

添 3.4-6

変更理由

重大事故等時においては，復水貯蔵槽を水源として復水移送ポンプで注水することにより炉心を冷却する機能を有する。

添 3.4-6

添 3.4-6③評価進捗による変⑤

復水移送ポンプの電源について，復水移送ポンプ(B)及び(C)は，常設代替 復水移送ポンプの電源について，復水移送ポンプ(B)及び(C)は，常設代替
交流電源設備である第一ガスタービン発電機又は可搬型代替交流電源設 交流電源設備である第一ガスタービン発電機及び第二ガスタービン発電機
備である電源車から，代替所内電気設備であるAM用動力変圧器及びAM用 並びに可搬型代替交流電源設備である電源車から，代替所内電気設備でMCCを介して給電が可能な設計とする。
あるAM用動力変圧器及びAM用MCCを介して供給できる設計とする。

水源である復水貯蔵槽は，枯渇しそうな場合においても，代替淡水源（淡水 水源である復水貯蔵槽は，枯渇しそうな場合においても，複数の代替淡水
貯水池及び防火水槽）の淡水を，可搬型代替注水ポンプ（A-2級）を用いて， 源（防火水槽，淡水貯水池）の淡水を，可搬型代替注水ポンプ（A-2級）を用廃棄物処理建屋外壁に設置した外部接続口から復水貯蔵槽へ供給できる いて，廃棄物処理建屋外壁に設置した外部接続口から復水貯蔵槽へ供給
設計とする。
できる設計とする。

凡例：②（第二GTGの自主設備化）⑤②（水源の運用変更に伴う変更）：スパージャ

低圧代替注水系（常設）【重大事故等対処設備】

ＭＯ

水の移送設備【重大事故等対処設備】

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

RPV

ＭＯ

RPV

＜常設代替交流電源設備＞

ＭＯＭＯ

破線はホースを示す。

ＭＯ※１

残留熱除去系ポンプ（A）

ＭＯ

第一ガスタービン発電機

D/W
ＭＯ

ＭＯ

W/W
残留熱除去系
熱交換器（A）

残留熱除去系ポンプ（C）

W/W
残留熱除去系
ポンプ（B）＜可搬型代替交流電源設備＞

残留熱除去系
熱交換器（B）

電源車

※１

10

MUWC接続口（北）

添 3.4-7

CSP大容量接続口

ＭＯＭＯ

MUWC可搬式接続口
（東）

復水
貯蔵槽

ＭＯ

ＭＯ

3.4.2
3.4.2.1
3.4.2.1.1

海水

ＭＯ

防火水槽
または
淡水貯水池

残留熱除去系
熱交換器（C）

各負荷へ
各負荷へ

復水移送ポンプ

大容量送水車(海水取水用)

使用済燃料
プール
スキマサー
ジタンクへ

②（第二GTGの自主設備化）

MUWC接続口
（南）

T/B
各負荷へ

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）

2/17

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正
更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

設備区分
主要設備
附属設備
水源※1
流路

注水先
電源設備※2

11

3.4.2
3.4.2.1
3.4.2.1.1

添 3.4-8

計装設備※3

設備名
復水移送ポンプ【常設】－復水貯蔵槽【常設】復水補給水系 配管・弁【常設】残留熱除去系 配管・弁・スパージャ【常設】給水系 配管・弁・スパージャ【常設】高圧炉心注水系 配管・弁【常設】原子炉圧力容器【常設】非常用交流電源設備
非常用ディーゼル発電機（設計基準拡張）【常設】
常設代替交流電源設備
第一ガスタービン発電機【常設】軽油タンク【常設】タンクローリ（16kL）【可搬】
第一ガスタービン発電機用燃料タンク【常設】第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】可搬型代替交流電源設備
電源車【可搬】
軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
代替所内電気設備
緊急用断路器【常設】緊急用電源切替箱断路器【常設】緊急用電源切替箱接続装置【常設】AM 用動力変圧器【常設】AM 用 MCC【常設】AM 用切替盤【常設】AM 用操作盤【常設】非常用高圧母線 C 系【常設】非常用高圧母線 D 系【常設】原子炉水位（SA）【常設】
復水補給水系流量（RHR A 系代替注水流量）【常設】
復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）【常設】
復水移送ポンプ吐出圧力【常設】

変更前

設備区分

③評価進捗による変

変更理由

設備名

主要設備

復水移送ポンプ【常設】

附属設備

－

水源※1

復水貯蔵槽【常設】流路

復水補給水系 配管・弁【常設】残留熱除去系 配管・弁・スパージャ【常設】給水系 配管・弁・スパージャ【常設】高圧炉心注水系 配管・弁【常設】

注水先

原子炉圧力容器【常設】電源設備※2非常用交流電源設備
非常用ディーゼル発電機（設計基準拡張）【常設】
常設代替交流電源設備
第一ガスタービン発電機【常設】及び第二ガスタービン発電機【常設】軽油タンク【常設】タンクローリ（16kL）【可搬】
第一ガスタービン発電機用燃料タンク【常設】及び第二ガスタービン発電機用燃料タンク【常設】第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】及び第二②（第二GTGの自主設備化）⑤

ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】可搬型代替交流電源設備
電源車【可搬】
軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
代替所内電気設備
緊急用高圧母線【常設】緊急用断路器【常設】緊急用電源切替箱断路器【常設】緊急用電源切替箱接続装置【常設】AM 用動力変圧器【常設】AM 用 MCC【常設】AM 用切替盤【常設】計装設備※3AM 用操作盤【常設】非常用高圧母線 C 系【常設】非常用高圧母線 D 系【常設】原子炉水位（SA）【常設】
復水補給水系流量（原子炉圧力容器）【常設】
復水移送ポンプ吐出圧力【常設】3/17

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正
更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

12

章番号

3.4.2.1.3

ページ番号

添 3.4-11

変更後

表 3.4-2
項目
ポンプ

水源

添 3.4-12

駆動用
空気

残留熱除去系

表 3.4-2

重大事故等対処設備

多様性，位置的分散

設計基準事故対処設備

低圧代替注水系（常設）

残留熱除去系ポンプ

復水移送ポンプ

原子炉建屋
地下 3 階

廃棄物処理建屋
地下 3 階サプレッション・チェンバ

復水貯蔵槽

原子炉建屋
地下 3 階不要

不要

項目

残留熱除去系（低圧注水モード）

ポンプ

水源

重大事故等対処設備
低圧代替注水系（常設）

残留熱除去系ポンプ

復水移送ポンプ

原子炉建屋
地下 3 階

廃棄物処理建屋
地下 3 階サプレッション・チェンバ

復水貯蔵槽

廃棄物処理建屋

原子炉建屋

廃棄物処理建屋

地下 2 階

地下 3 階

地下 2 階

不要

不要

潤滑油

不要
（内包油）

不要

冷却水

原子炉補機冷却系

駆動用
空気

潤滑油

不要
（内包油）

不要

冷却水

原子炉補機冷却水系

不要

及び原子炉補機冷却海水系

（自滑水）

駆動電源

②（第二GTGの自主設備化）⑤

多様性，位置的分散（低圧注水モード）

3.4.2.1.3

変更理由

低圧代替注水系（常設）は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系と 低圧代替注水系（常設）は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系と共通要因によって同時に機能が損なわれるおそれがないよう，表3.4-2で示 同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，表3.4-2で示すとおり多様
すとおり多様性，位置的分散を図った設計とする。ポンプについては，残留 性，位置的分散を図った設計とする。ポンプについては，残留熱除去系ポン
熱除去系ポンプ(A)，(B)及び(C)と位置的分散された廃棄物処理建屋地下3 プ(A)，(B)及び(C)と位置的分散された廃棄物処理建屋地下3階の復水移送
階の復水移送ポンプを使用する設計とする。復水移送ポンプのサポート系と ポンプを使用する設計とする。復水移送ポンプのサポート系として，ポンプ冷して，ポンプ冷却水は自滑水とすることで，残留熱除去系ポンプの冷却水と 却水は自滑水とすることで，残留熱除去系ポンプの冷却水と同時に機能喪共通要因によって同時に機能喪失しない設計とし，電源については，常設代 失しない設計とし，電源については，常設代替交流電源設備（第一ガスター
替交流電源設備（第一ガスタービン発電機），可搬型代替交流電源設備（電 ビン発電機及び第二ガスタービン発電機），可搬型代替交流電源設備（電源源車）から代替所内電気設備を経由した給電が可能な設計とすることで，残 車）から代替所内電気設備を経由した給電が可能な設計とすることで，残留留熱除去系ポンプの電源である非常用交流電源設備（非常用ディーゼル発 熱除去系ポンプの電源である非常用交流電源設備（非常用ディーゼル発電電機）と共通要因によって同時に機能喪失しない設計とする。水源について 機）と同時に機能喪失しない設計とする。水源については，残留熱除去系のは，残留熱除去系の水源であるサプレッション・チェンバと異なる復水貯蔵槽 水源であるサプレッション・チェンバと異なる復水貯蔵槽を使用する設計とすを使用する設計とする。操作に必要な電動弁については，代替所内電気設 る。操作に必要な電動弁については，ハンドルを設けて手動操作も可能とす
備を経由した常設代替交流電源設備（第一ガスタービン発電機）若しくは可 ることにより，電源設備の故障による共通要因によって機能を喪失しないよ
搬型代替交流電源設備（電源車）からの給電による遠隔操作を可能とするこ う多様性を持った駆動源により駆動できる設計とする。
と，又はハンドルを設けて手動操作も可能とすることにより，非常用所内電気
設備を経由した非常用交流電源設備（非常用ディーゼル発電機）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。

設計基準事故対処設備

13

変更前

③評価進捗による変及び原子炉補機冷却海水系

非常用交流電源設備

常設代替交流電源設

可搬型代替交（非常用ディーゼル発電機）

備（第一ガスタービ
ン発電機）

流電源設備
（電源車）

原子炉建屋

7 号炉タービン建屋

荒浜側高台保管場所及び大地上 1 階

南側の屋外

湊側高台保管
場所

駆動電源

非常用交流電源設備（非常用ディーゼル発電機）
原子炉建屋
地上 1 階①（ＴＢＰ対応に伴う保管場所の追加）②（第二GTGの自主設備化）
⑤

不要
（自滑水）
常設代替交流電源設
備（第一ガスタービ
ン発電機及び第二ガ
スタービン発電機）

可搬型代替交
流電源設備（電源車）

屋外（7 号炉タービン建屋南側及び荒浜側常設代替交流電源設備設置場
所）

4/17

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正
更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

14

15

16

章番号

ページ番号

3.4.2.1.4
添 3.4-13
3.4.2.1.4.1

3.4.2.1.4
添 3.4-15
3.4.2.1.4.1

3.4.2.1.4
添 3.4-17
3.4.2.1.4.1

変更後

変更前

⑤
低圧代替注水系（常設）の復水移送ポンプは，表3.4-6に示すように発電用 低圧代替注水系（常設）の復水移送ポンプは，表3.4-6に示すように発電用
原子炉の運転中又は停止中に機能・性能試験，弁動作試験を，また，停止 原子炉の運転中に機能・性能試験，弁動作試験を，また，停止中に機能・性中に分解検査，外観検査が可能な設計とする。
能試験，弁動作試験と分解検査，外観検査が可能な設計とする。

低圧代替注水系（常設）である復水移送ポンプの起動及び系統の切替えに 低圧代替注水系（常設）である復水移送ポンプの起動及び系統の切り替え必要な弁については，中央制御室及び原子炉建屋地上3階（原子炉建屋内 に必要な弁については，中央制御室及び原子炉建屋地上3階（原子炉建屋の原子炉区域外）に設置しているAM用操作盤から遠隔操作する設計とする の二次格納施設外）から遠隔操作する設計とすることで，図3.4-2で示すタイ
ことで，図3.4-2で示すタイムチャートのとおり速やかに切り替えることが可能 ムチャートのとおり速やかに切り替えることが可能である。
である。
経過時間（分）

手順の項目

10

20

15

25

低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水 12分

要員（数）経過時間（分）

備考

5

手順の項目

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

15

20

25

⑤

備考

通信手段確保，電源確認
バイパス流防止処置，ポンプ起動

バイパス流防止処置，ポンプ起動

低圧代替注水系（常設）による 中央制御室運転員 Ａ，Ｂ 2
原子炉圧力容器への注水（残留熱除去系(A)又は(B)
注入配管使用）10⑤12分 低圧代替注水系（常設）による原子炉注水要員（数）通信連絡設備準備，電源確認

17

変更理由

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 復水移送ポンプの操作は，中央制御室の操作スイッチから遠隔操作可能なの操作スイッチから可能な設計とする。
設計とする。

5

3.4.2.1.4
添 3.4-18
3.4.2.1.4.1③評価進捗による変系統構成
注水開始，注水状況確認

移動，ＣＳＰ水源確保

低圧代替注水系（常設）による 中央制御室運転員 Ａ，Ｂ 2
原子炉注水（残留熱除去系（B）
注入配管使用）現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

系統構成
注水開始，注水状況確認⑤

移動，ＣＳＰ水源確保

図3.4-2 低圧代替注水系（常設）による原子炉圧力容器への注水（残留熱 図3.4-2 低圧代替注水系（常設）による原子炉注水（残留熱除去系(B)注入
除去系(B)注入配管使用の場合）のタイムチャート＊
配管使用の場合）のタイムチャート＊

18

3.4.2.1.4.2 添 3.4-20

低圧代替注水系（常設）の復水移送ポンプは，設計基準対象施設の復水補 低圧代替注水系（常設）である復水移送ポンプは，原子炉冷却材圧力バウ
給水系と兼用しており，設計基準対象施設としての復水移送ポンプ2台にお 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原子炉の冷けるポンプ流量が，想定される重大事故等時において，炉心の著しい損傷及 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
び原子炉格納容器の破損を防止するために必要な注水流量に対して十分で の破損を防止するために必要な注水流量を有する設計とする。
あるため，設計基準対象施設と同仕様で設計する。

⑤

5/17

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正
更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

19

章番号

ページ番号

3.4.2.1.4.2 添 3.4-20

20

3.4.2.2
3.4.2.2.1

21

3.4.2.2
3.4.2.2.1

22

3.4.2.2
3.4.2.2.1

添 3.4-22

23

3.4.2.2
3.4.2.2.1

添 3.4-22

添 3.4-22

添 3.4-22

変更後

変更前

注水流量としては，炉心の著しい損傷の防止の重要事故シーケンスのうち， 注水流量としては，炉心の著しい損傷の防止の重要事故シーケンスのうち，高圧・低圧注水機能喪失，全交流動力電源喪失，崩壊熱除去機能喪失， 高圧・低圧注水機能喪失，全交流動力電源喪失，崩壊熱除去機能喪失，LOCA時注水機能喪失及び格納容器破損防止の重要事故シーケンスのう LOCA時注水機能喪失に係る有効性評価解析（原子炉設置変更許可申請
ち，雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）に係る有 書添付書類十）において，有効性が確認されている原子炉圧力容器への注
効性評価解析（原子炉設置変更許可申請書添付書類十）において，有効性 水流量が最大300m3/hの範囲であることから，復水移送ポンプ1台あたりが確認されている原子炉圧力容器への注水流量が最大300m3/hの範囲であ 150m3/h以上を注水可能な設計とし，2台使用する設計とする。
3る。復水移送ポンプは1台あたり150m /h以上の注水が可能であるため，2台使用する設計とする。
本系統は，可搬型代替注水ポンプ（A-2級），電源設備（非常用交流電源設 本系統は，可搬型代替注水ポンプ（A-2級），電源設備（非常用交流電源設
備，常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，代替所内電気設 備，常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備等）及び，水源であ備）及び，水源である代替淡水源（淡水貯水池及び防火水槽），燃料補給設 る複数の代替淡水源（防火水槽及び淡水貯水池），燃料補給設備である軽
備である軽油タンク，タンクローリ（4kL），流路である復水補給水系，残留熱 油タンク，タンクローリ（4kL），流路である復水補給水系，残留熱除去系，給除去系，給水系の配管，弁，スパージャ，ホース，注水先である原子炉圧力 水系の配管，弁，スパージャ，注水先である原子炉圧力容器から構成され容器から構成される。
る。

③評価進捗による変変更理由⑤②（水源の運用変更に伴う変更）⑤

重大事故等時においては，原子炉隔離時冷却系，高圧代替注水系及び手 重大事故等時においては，原子炉隔離時冷却系，高圧代替注水系及び手動による原子炉減圧操作と連携し，代替淡水源（淡水貯水池及び防火水槽） 動による原子炉減圧操作と連携し，複数の代替淡水源（防火水槽及び淡水を水源として，可搬型代替注水ポンプ（A-2級）で注水することにより炉心を 貯水池）を水源として，可搬型代替注水ポンプ（A-2級）で注水することにより ②（水源の運用変更に伴う変更）
冷却する機能を有する。
炉心を冷却する機能を有する。
本系統は，可搬型代替注水ポンプ（A-2級）により，代替淡水源（淡水貯水池 本系統は，可搬型代替注水ポンプ（A-2級）により，複数の代替淡水源（防火及び防火水槽）の水を残留熱除去系配管等を経由して原子炉圧力容器へ注 水槽及び淡水貯水池）の水を残留熱除去系配管等を経由して原子炉圧力容②（水源の運用変更に伴う変更）
水することで炉心を冷却できる設計とする。
器へ注水することで炉心を冷却する。
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）は，ディーゼルエンジンにより駆動できる設 可搬型代替注水ポンプ（A-2級）は，ディーゼルエンジンにて駆動できる設計
計とし，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 とし，燃料は軽油タンクよりタンクローリ（4kL）を用いて給油できる設計とす補給できる設計とする。
る。

⑤

6/17

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正
更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

凡例：

変更前

③評価進捗による変変更理由：スパージャ

低圧代替注水系（常設）【重大事故等対処設備】

ＭＯ

低圧代替注水系（可搬型）【重大事故等対処設備】

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

RPV

ＭＯ

RPV

＜常設代替交流電源設備＞

ＭＯＭＯ

破線はホースを示す。
ＭＯ※１

第一ガスタービン発電機

ＭＯ

残留熱除去系ポンプ（A）

ＭＯ

D/W
ＭＯ

W/W
残留熱除去系
熱交換器（A）

残留熱除去系ポンプ（C）

W/W
残留熱除去系
ポンプ（B）＜可搬型代替交流電源設備＞

残留熱除去系
熱交換器（B）

電源車

※１

海水

24

3.4.2.2
3.4.2.2.1

防火水槽
または
淡水貯水池

ＭＯ

MUWC接続口（北）

添 3.4-23

残留熱除去系
熱交換器（C）

ＭＯ

ＭＯ

MUWC可搬式接続口

ＭＯ※２ （東）

各負荷へ

ＭＯ

復水
貯蔵槽

各負荷へ
CSP大容量接続口
復水移送ポンプ

大容量送水車（海水取水用）

T/B
各負荷へ

使用済燃料
プール
スキマサー
ジタンクへ

②（第二GTGの自主設備化）⑤

MUWC接続口（南）※２

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）

7/17

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正
更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

低圧代替注水系（可搬型）に関する重大事故等対処設備一覧
設備名
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）【可搬】―
防火水槽【常設】
淡水貯水池【常設】復水補給水系 配管・弁【常設】流路
残留熱除去系 配管・弁・スパージャ【常設】給水系 配管・弁・スパージャ【常設】ホース・接続口【可搬】
原子炉圧力容器【常設】注水先
非常用交流電源設備
非常用ディーゼル発電機（設計基準拡張）【常設】
常設代替交流電源設備
第一ガスタービン発電機【常設】軽油タンク【常設】タンクローリ（16kL）【可搬】
第一ガスタービン発電機用燃料タンク【常設】第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】可搬型代替交流電源設備
電源車【可搬】
軽油タンク【常設】※2
タンクローリ（4kL）【可搬】
電源設備(燃料補給設備 代替所内電気設備
緊急用断路器【常設】を含む)
緊急用電源切替箱断路器【常設】緊急用電源切替箱接続装置【常設】AM 用動力変圧器【常設】AM 用 MCC【常設】AM 用切替盤【常設】AM 用操作盤【常設】非常用高圧母線 C 系【常設】非常用高圧母線 D 系【常設】燃料補給設備軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】―
計装設備
表 3.4-9
設備区分
主要設備
附属設備
水源※1

25

3.4.2.2
3.4.2.2.1

添 3.4-24

変更前

表 3.4-9③評価進捗による変変更理由

低圧代替注水系（可搬型）に関する重大事故等対処設備一覧

設備区分

設備名

主要設備

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）【可搬】

附属設備

―

水源※1

防火水槽【常設】
淡水貯水池【常設】流路

復水補給水系

配管・弁【常設】

残留熱除去系 配管・弁【常設】給水系 配管・弁・スパージャ【常設】ホース・接続口【可搬】
注水先

原子炉圧力容器【常設】非常用交流電源設備
非常用ディーゼル発電機（設計基準拡張）【常設】
常設代替交流電源設備
第一ガスタービン発電機【常設】及び第二ガスタービン発電機【常設】
軽油タンク【常設】タンクローリ（16kL）【可搬】
第一ガスタービン発電機用燃料タンク【常設】及び第二ガスタ
ービン発電機用燃料タンク【常設】第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】及び第二ガ
スタービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】電源設備※2(燃料補給設備を含む)②（第二GTGの自主設備化）⑤

可搬型代替交流電源設備
電源車【可搬】
軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
代替所内電気設備
緊急用高圧母線【常設】緊急用断路器【常設】緊急用電源切替箱断路器【常設】緊急用電源切替箱接続装置【常設】AM 用動力変圧器【常設】AM 用 MCC【常設】AM 用切替盤【常設】AM 用操作盤【常設】非常用高圧母線 C 系【常設】非常用高圧母線 D 系【常設】8/17

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正
更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

(1) 可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（6 号及び 7 号炉共用）

26

3.4.2.2.2

添 3.4-25

変更前③評価進捗による変変更理由(1) 可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）（6 号及び 7 号炉共用）

種類
容量

：うず巻形
：120m3/h/台

種類

：ターボ形

容量

：120m3/h/台

吐出圧力
最高使用圧力：0.85MPa[gage]：2.0MPa[gage]

吐出圧力
最高使用圧力：0.85MPa：1.76MPa

最高使用温度：60℃

最高使用温度

：40℃

個数
設置場所

：16（予備 1）
：屋外

個数
設置場所

：12（6/プラント）（予備 1）：屋外

保管場所：荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所並びに 5号炉東側第二保管場所

保管場所
原動機出力

：荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所：110kW

原動機出力：100kW

表 3.4-10多様性，位置的分散

設計基準事故対処設備
項目

ポンプ①（ＴＢＰ対応に伴う保管場所の追加及び台数の変更）⑤

重大事故等対処設備

残留熱除去系

低圧代替注水系（低圧注水モード）（常設）

残留熱除去系ポンプ

復水移送ポンプ

原子炉建屋

廃棄物処理建屋

地下 3 階

地下 3 階低圧代替注水系（可搬型）
可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)屋外

水源

複数の代替淡水源（防サプレッション・チェンバ

復水貯蔵槽

火水槽及び淡水貯水

不要

不要

不要

潤滑油

不要（内包油）

不要

不要

冷却水

原子炉補機冷却系(及び原子池）

27

3.4.2.2.3

添 3.4-26

駆動用空気不要(自滑水)①（ＴＢＰ対応に伴う保管場所の追
加）
⑤

不要

炉補機冷却海水系)
駆動電源
非常用交流電源設備

常設代替交流電源設
可搬型代替交備（第一ガスタービ（非常用ディーゼル発電機）

ン発電機及び第二ガ
スタービン発電機）

流電源設備
（電源車）

原子炉建屋

屋外(7 号炉タービン建屋南側及び荒地上 1 階

浜側常設代替交流電源設備設置場所)

―

9/17

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正
更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

28

29

30

章番号

ページ番号

3.4.2.2.4
添 3.4-27
3.4.2.2.4.1

3.4.2.2.4
添 3.4-28
3.4.2.2.4.1

3.4.2.2.4
添 3.4-28
3.4.2.2.4.1

変更後

変更前

③評価進捗による変変更理由

低圧代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2級）は，屋外の荒 低圧代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2級）は，屋外の荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所並びに5号炉東側第二保管場 浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所に保管し，重大事故等時に原所に保管し，重大事故等時に原子炉建屋の接続口付近の屋外に設置する 子炉建屋の接続口付近の屋外に設置する設備であることから，想定される設備であることから，想定される重大事故等時における，屋外の環境条件及 重大事故等時における，屋外の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能 ①（ＴＢＰ対応に伴う保管場所の追び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，以下の を有効に発揮することができるよう，以下の表3.4-12に示す設計とする。
加）表3.4-12に示す設計とする。

低圧代替注水系（可搬型）を運転する場合は，復水補給水系バイパス流防 低圧代替注水系（可搬型）を運転する場合は，復水補給水系バイパス流防止としてタービン建屋負荷遮断弁の全閉操作又は,復水補給水系原子炉建 止としてタービン建屋負荷遮断弁の全閉操作を実施し，残留熱除去系注入
屋復水積算流量計バイパス弁の全閉操作を実施し，残留熱除去系注入弁 弁(A)（又は(B)）の全開操作，残留熱除去系洗浄水弁(A)（又は(B)）の全開操(A)（又は(B)）の全開操作，残留熱除去系洗浄水弁(A)（又は(B)）の全開操作 作を実施した後，可搬型代替注水ポンプ（A-2級）の配備及びホース接続を①（ＴＢＰ対応に伴うバイパス流防を実施した後，可搬型代替注水ポンプ（A-2級）の配備及びホース接続を行 行い，送水準備が完了した後，可搬型代替注水ポンプ（A-2級）を起動するこ止操作弁の追加）
い，送水準備が完了した後，可搬型代替注水ポンプ（A-2級）を起動すること とで原子炉圧力容器への注水を行う。以上のことから，低圧代替注水系（可で原子炉圧力容器への注水を行う。以上のことから，低圧代替注水系（可搬 搬型）の操作に必要なポンプ及び操作に必要な弁，ホースを表3.4-13に示型）の操作に必要なポンプ及び操作に必要な弁，ホースを表3.4-13に示す。 す。
このうちMUWC接続口外側隔離弁1(A)，2(A)及びMUWC接続口外側隔離弁 このうちMUWC接続口外側隔離弁1(A)，2(A)及びMUWC接続口外側隔離弁
1(B)，2(B)，MUWC可搬式接続口隔離弁1については，接続口が設置されて 1(B)，2(B)，MUWC可搬式接続口隔離弁1については，接続口が設置されている屋外の場所から手動操作で弁を開閉することが可能な設計とし，MUWC いる屋外の場所から手動操作で弁を開閉することが可能な設計とし，MUWC
可搬式接続口隔離弁2及びMUWC可搬式接続口隔離弁3については，原子 可搬式接続口隔離弁2及びMUWC可搬式接続口隔離弁3については，原子炉建屋内の接続口が設置されている場所で手動操作で弁を開閉することが 炉建屋内の接続口が設置されている場所で手動操作で弁を開閉することが可能な設計とする。MUWC接続口内側隔離弁(B)については，弁は原子炉建 可能な設計とする。MUWC接続口内側隔離弁(B)については，弁は原子炉建
屋内の原子炉区域外に設置されているが，遠隔手動弁操作設備により屋外 屋の二次格納施設外に設置されているが，遠隔手動弁操作設備により屋外から手動操作で開閉することが可能な設計とする。MUWC接続口内側隔離 から手動操作で開閉することが可能な設計とする。MUWC接続口内側隔離 ①（ＴＢＰ対応に伴うバイパス流防止操作弁の追加）
弁(A)については，弁は原子炉建屋原子炉区域内に設置されているが，遠隔 弁(A)については，弁は二次格納施設外に設置されているが，遠隔手動弁操
手動弁操作設備により原子炉建屋内の原子炉区域外から手動操作で開閉 作設備により原子炉建屋の二次格納施設外から手動操作で開閉することがすることが可能な設計とする。復水補給水系原子炉建屋復水積算流量計バ 可能な設計とする。
イパス弁については，原子炉建屋原子炉区域内に設置されているが，原子
炉建屋原子炉区域内の環境条件（被ばく影響等）を考慮の上，手動操作で弁を開閉することが可能な設計とする。

10/17

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正
更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

変更前

表 3.4-13
機器名称

31

32

3.4.2.2.4
添 3.4-29
3.4.2.2.4.1

3.4.2.2.4
添 3.4-29
3.4.2.2.4.1③評価進捗による変変更理由

操作対象機器

状態の変化

操作場所

操作方法

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）

起動・停止 屋外設置位置

スイッチ操作MUWC 接続口外側隔離弁 1(A)弁閉→弁開 屋外接続口位置

手動操作

MUWC 接続口外側隔離弁 2(A)弁閉→弁開 屋外接続口位置

手動操作

MUWC 接続口外側隔離弁 1(B)

弁閉→弁開 屋外接続口位置

手動操作

MUWC 接続口外側隔離弁 2(B)

弁閉→弁開 屋外接続口位置

手動操作

MUWC 可搬式接続口隔離弁 1

弁閉→弁開 屋外接続口位置

手動操作

MUWC 可搬式接続口隔離弁 2

弁閉→弁開 屋内接続口位置

手動操作

MUWC 可搬式接続口隔離弁 3

弁閉→弁開 屋内接続口位置

手動操作

MUWC 接続口内側隔離弁(B)弁閉→弁開 屋外接続口位置

手動操作

MUWC 接続口内側隔離弁(A)弁閉→弁開 原子炉建屋地上 2 階

手動操作

ホース

ホース接続 屋外又は原子炉建屋内

人力接続

低圧代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2級）は，表3.4-14に 低圧代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2級）は，表3.4-14に示すように発電用原子炉の運転中又は停止中に独立して機能・性能試験， 示すように発電用原子炉の運転中に機能・性能試験，弁動作試験，また停弁動作試験，分解検査，外観検査が可能な設計とする。
止中に機能・性能試験，弁動作試験と分解検査，外観検査が可能な設計とする。

①（ＴＢＰ対応に伴うバイパス流防止操作弁の追加）⑤

11/17

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正
更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

ページ番号

No.

章番号

33

3.4.2.2.4
添 3.4-31
3.4.2.2.4.1

変更後

変更前

③評価進捗による変変更理由①（TBP対応に伴う変更）②（水源の運用変更に伴う変更）

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）は，治具や輪留めによる固定等をすること 新規追加の為 記載なし
で，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）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。
34

3.4.2.2.4
添 3.4-32
3.4.2.2.4.1

なお,低圧代替注水系（可搬型）は代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）と同時に使用する可能性があるため，各々の必要流量が確保可能な設計とする。各々の必要流量とは，「全交流動力電源喪失（外部電源喪失＋DG喪失）＋SRV再閉失敗」シナリオで注水が開始される原子炉停止後約9時間後に，
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉圧力容器への注入流量は40m3/h，
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へのスプレイ
流量は80m3/hであり，これらの必要流量が確保可能な設計とする。

①（ＴＢＰ対応に伴う変更）

12/17

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正
更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

変更前

表 3.4-15
機器名称

35

36

37

38

3.4.2.2.4
添 3.4-32
3.4.2.2.4.1

3.4.2.2.4.2 添 3.4-33

3.4.2.2.4.2 添 3.4-33

3.4.2.2.4.2 添 3.4-33③評価進捗による変変更理由

操作対象機器設置場所
設置場所

操作場所

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級） 屋外設置位置

屋外設置位置MUWC 接続口外側隔離弁 1(A)

屋外接続口位置

屋外接続口位置MUWC 接続口外側隔離弁 2(A)

屋外接続口位置

屋外接続口位置MUWC 接続口外側隔離弁 1(B)

屋外接続口位置

屋外接続口位置MUWC 接続口外側隔離弁 2(B)

屋外接続口位置

屋外接続口位置MUWC 可搬式接続口隔離弁 1

屋外接続口位置

屋外接続口位置MUWC 可搬式接続口隔離弁 2

屋内接続口位置

屋内接続口位置MUWC 可搬式接続口隔離弁 3

屋内接続口位置

屋内接続口位置MUWC 接続口内側隔離弁(B)

屋外接続口位置

屋外接続口位置MUWC 接続口内側隔離弁(A)原子炉建屋地上 2 階

原子炉建屋地上 2 階

ホース

屋外又は原子炉建屋内

屋外又は原子炉建屋内

注水流量としては，炉心の著しい損傷の防止の事故シーケンスのうち，全交 新規追加の為 記載なし
流動力電源喪失（外部電源喪失＋DG 喪失）＋SRV 再閉失敗において，有効性が確認されている84m3/hで注水可能な設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）の容量については，原子炉停止後4時間後 可搬型代替注水ポンプ（A-2級）の容量については，原子炉停止後8時間後
3の崩壊熱除去に必要な注水流量として84m /h以上とする。原子炉圧力容器 の崩壊熱除去に必要な注水流量として45m3/h以上とする。原子炉圧力容器に注水する場合の可搬型代替注水ポンプ（A-2級）の揚程は，原子炉圧力容 に注水する場合の可搬型代替注水ポンプ（A-2級）の揚程は，原子炉圧力容器に注水する場合の水源（淡水貯水池）と注水先（原子炉圧力容器）の圧力 器に注水する場合の水源（防火水槽）と注水先（原子炉圧力容器）の圧力差，静水頭，機器圧損，配管，ホース及び弁類圧損を考慮し，可搬型代替注 差，静水頭，機器圧損，配管，ホース及び弁類圧損を考慮し，可搬型代替注
水ポンプ（A-2級）を直列3台運転 で注水流量84m3/h達成可能な設計とす 水ポンプ（A-2級）を直列2台運転で注水流量45m3/h達成可能な設計とする。
る。

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）は，重大事故等時において，原子炉圧力容 可搬型代替注水ポンプ（A-2級）は，重大事故等時において，原子炉圧力容器への注水として原子炉冷却に必要な流量を確保できる容量を有するもの 器への注水として原子炉冷却に必要な流量を確保できる容量を有するもの
を1セット4台使用する。保有数は1プラントあたり2セット8台で6号及び7号炉 を1セット3台使用する。保有数は1プラントあたり2セット6台で6号及び7号炉
共用で4セット16台と，故障時及び保守点検による待機除外時のバックアップ 共用で4セット12台と，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（共用）の合計17台を分散して保管する。（47-6）用として1台（共用）の合計13台を分散して保管する。
（47-6-6～12）①（ＴＢＰ対応に伴うバイパス流防止操作弁の追加）①（ＴＢＰ対応に伴う追加）①（ＴＢＰ対応による変更）②（水源運用変更に伴う変更）①（ＴＢＰ対応による変更）②（水源運用変更に伴う変更）

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まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正
更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

3.433,3439

3.4.2.2.4.2 添

40

3.4.2.2.4.2 添 3.4-35

41

42

変更後

変更前

③評価進捗による変変更理由

低圧代替注水系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2級）の接続箇所 低圧代替注水系（可搬型）である可搬型代替注水ポンプ（A-2級）の接続箇
は，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型），格納容器下部注水系（可搬 所は，格納容器下部注水系（可搬型），復水貯蔵槽への供給にも使用するこ型），燃料プール代替注水系及び復水貯蔵槽への水の供給にも使用するこ とができるよう，可搬型代替注水ポンプ（A-2級）から来るホースと接続口にとができるよう，可搬型代替注水ポンプ（A-2級）から来るホースと接続口に ついて，簡便な接続方式である結合金具にすることに加え，接続口の口径をついて，簡便な接続方式である結合金具にすることに加え，接続口の口径を 75A又は65Aに統一し，75A/65Aのレデューサを配備しておくことで確実に接 ①（TBP対応に伴う代替格納容器
75A又は65Aに統一し，75A/65Aの接続治具を配備しておくことで確実に接続 続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 スプレイ冷却系（可搬型）の追加）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 よう，可搬型代替注水ポンプ（A-2級）から来るホースと接続口について，⑤
う，可搬型代替注水ポンプ（A-2級）から来るホースと接続口について，ホー ホースと接続口を簡便な接続方式である結合金具にすることに加え，接続
スと接続口を簡便な接続方式である結合金具にすることに加え，接続口の 口の口径を75A又は65Aに統一し，75A/65Aのレデューサを配備しておくこと
口径を75A又は65Aに統一し，75A/65Aの接続治具を配備しておくことで確実 で確実に接続ができる設計とする。
に接続ができる設計とする。（47-7）（47-7-1～5）
低圧代替注水系（可搬型）である可搬型代替注水ポンプ（A-2級）は，地震， 低圧代替注水系（可搬型）である可搬型代替注水ポンプ（A-2級）は，地震，
津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリ 津波その他の自然現象又は故意による大型航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及び重大事故等対処設備の配置 ズムによる影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置
その他の条件を考慮し，残留熱除去系ポンプ，低圧代替注水系（常設）であ その他の条件を考慮し，残留熱除去系ポンプ，低圧代替注水系（常設）である復水移送ポンプと位置的分散を図り，発電所敷地内の高台の荒浜側高台 る復水移送ポンプと位置的分散を図り，発電所敷地内の高台の荒浜側高台 ①（TBP対応に伴う保管場所の追加）保管場所及び大湊側高台保管場所並びに5号炉東側第二保管場所に分散 保管場所及び大湊側高台保管場所に分散して保管する。
して保管する。（47-8）（47-8-1,2）

低圧代替注水系（可搬型）である可搬型代替注水ポンプ（A-2級）は，通常時 低圧代替注水系（可搬型）である可搬型代替注水ポンプ（A-2級）は，通常時
は高台の荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所並びに5号炉東側 は高台に保管しており，想定される重大事故等が発生した場合においても，第二保管場所に分散して保管しており，想定される重大事故等が発生した 保管場所から接続場所までの運搬経路について，設備の運搬及び移動に場合においても，保管場所から接続場所までの運搬経路について，設備の 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 ①（TBP対応に伴う保管場所の追3.4.2.2.4.2 添 3.4-35,6 運搬及び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 する。（『可搬型重大事故等対処設備保管場所及びアクセスルートについて』加）⑤
セスルートを確保する。（『可搬型重大事故等対処設備保管場所及びアクセ 参照）
スルートについて』参照）（47-9）（47-9-1～4）

3.4.2.2.4.2 添 3.4-36

低圧代替注水系（可搬型）は，共通要因によって，設計基準事故対処設備の 低圧代替注水系（可搬型）は，設計基準事故対処設備の残留熱除去系と常安全機能，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能若しくは注水機能又は常設重大 設重大事故等対処設備の低圧代替注水系（常設）に対し，多様性，位置的事故等対処設備の重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必 分散を図る設計としている。これらの詳細については，3.4.2.2.3項に記載のと要な機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，設計基準事故 おりである。
対処設備の残留熱除去系と常設重大事故等対処設備の低圧代替注水系（常設）に対し，多様性，位置的分散を図る設計としている。これらの詳細については，3.4.2.2.3項に記載のとおりである。（47-3,47-4,47-7,47-8）

⑤

14/17

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正
更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

変更前

③評価進捗による変変更理由

スキマサージ
タンクから

MO

使用済燃料
プールへ
ドライウェルMO

原子炉格納容器

MO

MO

MO

MO

43

3.4.3
3.4.3.1
3.4.3.1.1

AO

原
子
炉
圧
力
容
器

MO

AO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO
MO

AO
給水系から
AO

MO

MO

MO

MO

添 3.4-38⑤

サプレッション・チェンバ
MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

RCW系※

残留熱除去系
ポンプ(B)
残留熱除去系
熱交換器(B)

低圧注水モード

MO

MO

MO

区分Ⅰ より電源供給

RCW系※

RCW系※

残留熱除去系ポンプ(C)

残留熱除去系
熱交換器(C)

タイライン※RCW系：原子炉補機冷却水系

MO

RCW系※

区分Ⅱ より電源供給
区分Ⅲ より電源供給

RCW系※

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

残留熱除去系ポンプ(A)

RCW系※
残留熱除去系
熱交換器(A)

44

3.4.3.1..3

添 3.4-42

残留熱除去系（低圧注水モード）については，設計基準対象施設として使用 残留熱除去系（低圧注水モード）については，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においても使用する設計である。ま する場合と同じ系統構成で重大事故等においても使用する設計である。また，残留熱除去系（低圧注水モード）については，テストラインにより系統の た，残留熱除去系（低圧注水モード）については，テストラインにより系統の機能・性能試験が可能な設計である。残留熱除去系（低圧注水モード）ポン 機能・性能試験が可能な設計である。残留熱除去系（低圧注水モード）ポン
プについては，発電用原子炉の運転中に系統の機能・性能試験及び弁動作 プについては，発電用原子炉の運転中に系統の機能・性能試験が可能な設試験が可能な設計であり，発電用原子炉の停止中に分解検査及び外観検 計であり，発電用原子炉の停止中に分解検査及び外観検査が可能な設計査が可能な設計である。
である。

⑤

15/17

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正
更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

変更前

③評価進捗による変変更理由

スキマサージ
タンクから

MO

使用済燃料
プールへ
ドライウェルMO

原子炉格納容器

MO

MO

MO

MO

45

3.4.3.2
3.4.3.2.1

AO

原
子
炉
圧
力
容
器

MO

AO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO
MO

AO
給水系から
AO

MO

MO

MO

MO

添 3.4-44⑤

サプレッション・チェンバMOMO

区分Ⅰ より電源供給

MO

MO
残留熱除去系
ポンプ(B)
残留熱除去系
熱交換器(B)

原子炉停止時冷却モード

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

RCW系※
RCW系※

RCW系※

残留熱除去系ポンプ(C)

区分Ⅱ より電源供給
区分Ⅲ より電源供給

RCW系※

残留熱除去系
熱交換器(C)

タイライン※RCW系：原子炉補機冷却水系

MO

RCW系※
MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

残留熱除去系ポンプ(A)

RCW系※
残留熱除去系
熱交換器(A)

16/17

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正
更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

表 3.4-18

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）に関する重大事故等対処設備（設計基準拡張）一覧
設備区分
設備名
主要設備
残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）ポンプ【常設】残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）熱交換器【常
設】
附属設備
－
水源

－

流路

46

3.4.3.2
3.4.3.2.1

添 3.4-45

残留熱除去系 配管・弁・ストレーナ・スパージャ【常設】
給水系 配管・弁・スパージャ【常設】原子炉圧力容器【常設】

注水先
電源設備

※1

計装設備※2非常用交流電源設備
非常用ディーゼル発電機（設計基準拡張）【常設】
残留熱除去系系統流量【常設】残留熱除去系熱交換器入口温度【常設】残留熱除去系熱交換器出口温度【常設】※1：電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※2：主要設備を用いた炉心損傷防止及び原子炉格納容器破損防止対策を成功させる
ために把握することが必要な原子炉施設の状態
計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

47

3.4.3.2.3

添 3.4-48

変更前③評価進捗による変変更理由

表 3.4-18

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）に関する重大事故等対処設備（設計基準拡張）一覧
設備区分
設備名
主要設備
残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）ポンプ【常設】残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）熱交換器【常
設】
附属設備
－
水源※1

原子炉圧力容器【常設】流路

残留熱除去系 配管・弁・ストレーナ・スパージャ【常設】
給水系 配管・弁・スパージャ【常設】原子炉圧力容器【常設】注水先
電源設備※2非常用交流電源設備
非常用ディーゼル発電機（設計基準拡張）【常設】

計装設備※3

残留熱除去系系統流量【常設】残留熱除去系熱交換器入口温度【常設】残留熱除去系熱交換器出口温度【常設】⑤※1：水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※2：電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規則第 57 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※3：主要設備を用いた炉心損傷防止及び原子炉格納容器破損防止対策を成功させる
ために把握することが必要な原子炉施設の状態
計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第 58 条に対する設計方針を
示す章）
」で示す。

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）については，設計基準対象施設と 残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）については，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においても使用する設計で して使用する場合と同じ系統構成で重大事故等においても使用する設計である。また，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）については，テストラ ある。また，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）については，テストラ
インにより系統の機能・性能試験が可能な設計である。残留熱除去系（原子 インにより系統の機能・性能試験が可能な設計である。残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）ポンプ及び残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード） 炉停止時冷却モード）ポンプ及び残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）
熱交換器については，発電用原子炉の運転中に系統の機能・性能試験及び 熱交換器については，発電用原子炉の運転中に系統の機能・性能試験が弁動作試験が可能な設計であり，発電用原子炉の停止中に分解検査及び 可能な設計であり，発電用原子炉の停止中に分解検査及び外観検査が可
外観検査が可能な設計である。
能な設計である。

⑤

17/17まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対処設備について
3.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

1

3.6.1

添 3.6-2

2

3.6.1

添 3.6-2

3

3.6.1

添 3.6-2

変更後

変更前③評価進捗による変更・修正

変更理由

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 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 ①（ＴＢＰ対応に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 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 伴う代替格納容及び温度を低下させるために必要な設備として，代替格納容器スプレイ冷却 及び温度を低下させるために必要な設備として，代替格納容器スプレイ冷却 器スプレイ冷却系（常設）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）を設ける。
系を設ける。
系（可搬型）の追加）
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 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 ①（ＴＢＰ対応に防止するため，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 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 伴う代替格納容度を低下させるために必要な設備として，代替格納容器スプレイ冷却系（常 度を低下させるために必要な設備として，代替格納容器スプレイ冷却系を設 器スプレイ冷却設）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）を設ける。
ける。
系（可搬型）の追加）(1) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の設置（設置許可基準規則解釈の (1) 代替格納容器スプレイ冷却系の設置（設置許可基準規則解釈の第1項第1項(1)a））(1)a））
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，設計基準事故対処設備である残 代替格納容器スプレイ冷却系は，設計基準事故対処設備である残留熱除留熱除去系ポンプ（格納容器スプレイ冷却モード）の機能喪失又はサプレッ 去系ポンプ（格納容器スプレイ冷却モード）の機能喪失又はサプレッション・ ①（ＴＢＰ対応に
ション・チェンバのプール水を水源として使用できない場合に，廃棄物処理建 チェンバのプール水を水源として使用できない場合に，廃棄物処理建屋内に 伴う代替格納容
屋内に設置された復水移送ポンプを用い，残留熱除去系（格納容器スプレイ 設置された復水移送ポンプを用い，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却 器スプレイ冷却
冷却モード）とは異なる復水貯蔵槽を水源として，ドライウェル内及びサプモード）とは異なる復水貯蔵槽を水源として，ドライウェル及びサプレッショ 系（可搬型）の追レッション・チェンバ内にスプレイすることで原子炉格納容器内の圧力及び温 ン・チェンバ内にスプレイすることで原子炉格納容器内の圧力及び温度を低加）度を低下させることができる設計とする。また，代替格納容器スプレイ冷却系 下させることが出来る設計とする。また，代替格納容器スプレイ冷却系は，ス（常設）は，スプレイ水の放射性物質叩き落としの効果により原子炉格納容 プレイ水の放射性物質叩き落としの効果により原子炉格納容器内に浮遊す
器内に浮遊する放射性物質の濃度を低下させることができる設計とする。
る放射性物質の濃度を低下させることが出来る設計とする。
(2) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の設置（設置許可基準規則解釈の第1項(1)a））

4

3.6.1

添 3.6-2

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は, 設計基準事故対処設備である
残留熱除去系ポンプ（格納容器スプレイ冷却モード），復水移送ポンプが機能喪失した場合に，可搬型代替注水ポンプ（A-2級）を用い，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード），代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の水源とは異なる,代替淡水源（淡水貯水池及び防火水槽）を水源として,復水補
給水系，残留熱除去系を通じて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することで,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設計とする。また，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，ス
プレイ水の放射性物質叩き落としの効果により原子炉格納容器内に浮遊する放射性物質の濃度を低下させることができる設計とする。

－①（ＴＢＰ対応に伴う代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の追加）

1/16

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

(3) 設計基準事故対処設備に対する多様性，独立性，位置的分散の確保 (2) 設計基準事故対処設備に対する多様性，独立性，位置的分散の確保（設置許可基準規則解釈の第1項(1)ｂ））（設置許可基準規則解釈の第1項(1)ｂ））

5

3.6.1

添 3.6-2

上記(1)及び(2)の重大事故等対処設備である代替格納容器スプレイ冷却系 上記(1)の重大事故等対処設備である代替格納容器スプレイ冷却系は，設(常設),代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，設計基準事故対処設備 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モード）にである残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）に対して，異なるポンプ 対して，異なるポンプ（復水移送ポンプ），駆動源（常設代替交流電源設備，（復水移送ポンプ又は可搬型代替注水ポンプ（A-2級）），駆動源（常設代替 可搬型代替交流電源設備），冷却源（自滑水冷却）を用いることで多様性及 ①（ＴＢＰ対応に交流電源設備，可搬型代替交流電源設備及びディーゼルエンジン），冷却 び独立性を有する設計とする。また，原子炉建屋内に設置されている残留熱 伴う代替格納容源（自滑水冷却）を用いることで多様性及び独立性を有する設計とする。ま 除去系（格納容器スプレイ冷却モード）に対して，常設設備である復水移送 器スプレイ冷却
た，原子炉建屋内に設置されている残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却 ポンプは廃棄物処理建屋内に設置されており，常設代替交流電源設備は屋 系（可搬型）の追加）モード）に対して，常設設備である復水移送ポンプは廃棄物処理建屋内に設 外に設置することで位置的分散を図った設計とする。
置しており，常設代替交流電源設備は屋外に設置することで位置的分散を図った設計とする。可搬型代替注水ポンプ（A-2級）及び可搬型代替交流電源設備については，屋外に保管し，屋外から異なる複数の接続口に接続可能とし，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）に対して位置的分散を図る設計とする。
(8) 可搬型代替注水ポンプ（A-2級）による代替格納容器スプレイ冷却の実
施6

添 3.6-3

削除

設計基準事故対処設備である残留熱除去系ポンプ（格納容器スプレイ冷却モード），復水移送ポンプが機能喪失した場合，炉心の著しい損傷及び原子 ①（ＴＢＰ対応に
炉格納容器の破損を防止するため，自主対策設備として可搬型代替注水ポ 伴う代替格納容器スプレイ冷却ンプ（A-2級）を用いた格納容器スプレイ手段を整備している。
系（可搬型）の追
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）を用いた格納容器スプレイ手段について
加）は，可搬型代替注水ポンプ（A-2級）を用い，残留熱除去系（格納容器スプレ
イ冷却モード），代替格納容器スプレイ冷却系の水源とは異なる防火水槽又は淡水貯水池を水源として復水補給水系，残留熱除去系を通じて格納容器
スプレイを行う手順を整備している。

2/16

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後
(11) 代替格納容器スプレイ冷却系の海水の利用

7

3.6.1

添 3.6-4

9

3.6.2.1

3.6.2.1.1

添 3.6-5

添 3.6-5

添 3.6-5(11) 代替格納容器スプレイ冷却系の海水の利用

代替格納容器スプレイ冷却系①（ＴＢＰ対応に伴う代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の追加）

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，設計基準事故対処設備である残留 代替格納容器スプレイ冷却系は，設計基準事故対処設備である残留熱除去
熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）の有する発電用原子炉の冷却機 系（格納容器スプレイ冷却モード）の有する発電用原子炉の冷却機能が喪能が喪失した場合に，この機能を代替し，炉心の著しい損傷を防止するた 失した場合に，この機能を代替し，炉心の著しい損傷を防止するため，原子め，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させることを目的として使用 炉格納容器内の圧力及び温度を低下させることを目的として設置するもので ①（ＴＢＰ対応にする。また，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，炉心の著しい損傷が発 ある。また，代替格納容器スプレイ冷却系は，炉心の著しい損傷が発生した 伴う代替格納容器スプレイ冷却
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 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
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こと及び逃がし の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させること及び逃がし安全 系（可搬型）の追
加）
安全弁の環境条件を緩和するため，原子炉格納容器内の温度を低下させる 弁の環境条件を緩和するため，原子炉格納容器内の温度を低下させることことを目的として使用する。
を目的として設置するものである。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の系統概要図を図3.6-1に，重大事故等対処設備一覧を表3.6-1に示す。

10 3.6.2.1.1

変更理由

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の水源である復水貯蔵槽並びに代替 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の水源である復水貯蔵槽並びに（可①（ＴＢＰ対応に格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の水源である代替淡水源（淡水貯水池及 搬型）の水源である複数の代替淡水源（防火水槽，淡水貯水池）の淡水が伴う代替格納容び防火水槽）の淡水が枯渇した場合において，防潮堤の内側に設置してい 枯渇した場合において，防潮堤の内側に設置している海水取水箇所（取水器スプレイ冷却る海水取水箇所（取水路）より，大容量送水車（海水取水用）を用いて復水 路）より，大容量送水車（海水取水用）を用いて復水貯蔵槽への補給及び防系（可搬型）の追貯蔵槽への補給及び防火水槽への供給又は代替格納容器スプレイ冷却系 火水槽への供給を行う設計とする。なお，海水の利用については「3.13 重加）（可搬型）で用いる可搬型代替注水ポンプ（A-2級）に海水を直接送水を行う 大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第56条に②（水源の運用設計とする。なお，海の利用については「3.13 重大事故等の収束に必要と 対する設計方針を示す章）」で示す。
変更に伴う変更）
なる水の供給設備（設置許可基準規則第56条に対する設計方針を示す章）」で示す。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）8

変更前③評価進捗による変更・修正

代替格納容器スプレイ冷却系の系統概要図を図3.6-1に，重大事故等対処 ①（ＴＢＰ対応に伴う代替格納容設備一覧を表3.6-1に示す。
器スプレイ冷却系（可搬型）の追加）

3/16

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

11 3.6.2.1.1

ページ番号

添 3.6-5

変更後

変更前③評価進捗による変更・修正

変更理由

復水移送ポンプの電源について，復水移送ポンプ(B)及び(C)は，常設代替 復水移送ポンプの電源について，復水移送ポンプ(B)及び(C)は，常設代替
交流電源設備である第一ガスタービン発電機及び可搬型代替交流電源設 交流電源設備である第一ガスタービン発電機及び第二ガスタービン発電機
備である電源車から，代替所内電気設備であるAM用動力変圧器及びAM用 並びに可搬型代替交流電源設備である電源車から，代替所内電気設備でMCCを介して給電が可能な設計とする。復水移送ポンプ(A)は，通常時は非 あるAM用動力変圧器及びAM用MCCを介して供給できる設計とする。復水
常用所内電源設備である非常用MCC C系から給電しているが，重大事故等 移送ポンプ(A)は，通常時は非常用所内電源設備である非常用MCC C系か ②（第二GTGの時に復水移送ポンプ(A)の動力ケーブルの接続操作を行うことにより，代替 ら供給しているが，重大事故等時に復水移送ポンプ(A)の動力ケーブルの接 自主設備化）
所内電源設備であるAM用MCCから給電が可能な設計とする。
続操作を行うことにより，代替所内電源設備であるAM用MCCから供給できる設計とする。

4/16

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）

残留熱除去系
熱交換器（C）

D/W
W/W
残留熱除去系
ポンプ（B）

復水移送ポンプ※１

W/W

MUWC可搬式接続口
（東）

復水
貯蔵槽

ＭＯ

残留熱除去系ポンプ（C）

ＭＯ

RPV
RPV

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

残留熱除去系
熱交換器（B）

ＭＯ

ＭＯ

T/B
各負荷へ

ＭＯ

大容量送水車(海水取水用)CSP大容量接続口

MUWC接続口（北）ＭＯ

残留熱除去系
熱交換器（A）

ＭＯ

ＭＯ

各負荷へ

各負荷へ

ＭＯ

MUWC接続口
（南）

ＭＯ

電源車

使用済燃料
プール
スキマサー
ジタンクへ

＜可搬型代替交流電源設備＞

第一ガスタービン発電機＜常設代替交流電源設備＞

ページ番号

海水

残留熱除去系ポンプ（A）※１

ＭＯ

添 3.6-6

防火水槽
または
淡水貯水池

破線はホースを示す。

ＭＯ

12 3.6.2.1.1

水の移送設備【重大事故等対処設備】

章番号

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）【重大事故等対処設備】

No.

凡例：

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

変更後
変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由②（第二ＧＴＧの自主設備化）

5/16

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

13 3.6.2.1.1

14 3.6.2.1.1

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

図3.6-1 代替格納容器スプレイ冷却系（常設） 系統概要図

図3.6-1 代替格納容器スプレイ冷却系 系統概要図

表3.6-1 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）に関する重大事故等対処設
備一覧

表3.6-1 代替格納容器スプレイ冷却系に関する重大事故等対処設備一覧

添 3.6-6

添 3.6-7

変更理由①（ＴＢＰ対応に伴う代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の追加）①（ＴＢＰ対応に伴う代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の追加）

6/16

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

設備区分
主要設備
附属設備
水源※1
流路

15 3.6.2.1.1

設備名
復水移送ポンプ【常設】―復水貯蔵槽【常設】復水補給水系 配管・弁【常設】残留熱除去系 配管・弁【常設】格納容器スプレイ・ヘッダ【常設】高圧炉心注水系 配管・弁【常設】

変更前
設備区分
復水移送ポンプ【常設】

附属設備

―

水源※1

復水貯蔵槽【常設】流路

復水補給水系

配管・弁【常設】

残留熱除去系

配管・弁・スプレイヘッダ【常設】高圧炉心注水系

配管・弁【常設】

原子炉格納容器【常設】注水先

原子炉格納容器【常設】電源設備※2非常用交流電源設備
非常用ディーゼル発電機（設計基準拡張）【常設】
常設代替交流電源設備
第一ガスタービン発電機【常設】軽油タンク【常設】タンクローリ（16kL）【可搬】
第一ガスタービン発電機用燃料タンク【常設】第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】可搬型代替交流電源設備
電源車【可搬】
軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
代替所内電気設備
緊急用断路器【常設】緊急用電源切替箱断路器【常設】緊急用電源切替箱接続装置【常設】AM 用動力変圧器【常設】AM 用 MCC【常設】AM 用切替盤【常設】AM 用操作盤【常設】非常用高圧母線 C 系【常設】非常用高圧母線 D 系【常設】復水補給水系流量（RHR B 系代替注水流量）【常設】
復水移送ポンプ吐出圧力【常設】ドライウェル雰囲気温度【常設】サプレッション・チェンバ気体温度【常設】格納容器内圧力（D/W）【常設】
格納容器内圧力（S/C）【常設】
サプレッション・チェンバ・プール水位【常設】電源設備※2非常用交流電源設備

計装設備※3

変更理由

設備名

主要設備

注水先

添 3.6-7③評価進捗による変更・修正

非常用ディーゼル発電機（設計基準拡張）【常設】
常設代替交流電源設備
第一ガスタービン発電機【常設】及び第二ガスタービン発電機【常設】軽油タンク【常設】タンクローリ（16kL）【可搬】
第一ガスタービン発電機用燃料タンク【常設】及び第二ガスタービン発電機用燃料タンク【常設】第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】及び第二ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】可搬型代替交流電源設備②（第二ＧＴＧの自主設備化）

電源車【可搬】
軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
代替所内電気設備
緊急用高圧母線【常設】緊急用断路器【常設】緊急用電源切替箱断路器【常設】緊急用電源切替箱接続装置【常設】AM 用動力変圧器【常設】AM 用 MCC【常設】AM 用切替盤【常設】AM 用操作盤【常設】非常用高圧母線 C 系【常設】非常用高圧母線 D 系【常設】計装設備※3

復水補給水系流量（原子炉格納容器）【常設】
復水移送ポンプ吐出圧力【常設】ドライウェル雰囲気温度【常設】7/16

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の多様性，独立性，位置的分散

16 3.6.2.1.3

17 3.6.2.1.3

18 3.6.2.1.3

19 3.6.2.1.3

変更前
代替格納容器スプレイ冷却系の多様性，独立性，位置的分散

添 3.6-9

添 3.6-9

添 3.6-9

添 3.6-9

添 3.6-10

変更理由①（ＴＢＰ対応に伴う代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の追加）

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，設計基準事故対処設備である残留 代替格納容器スプレイ冷却系は，設計基準事故対処設備である残留熱除去
熱除去系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 系と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，表3.6-2で示すとおり
う，表3.6-2で示すとおり多様性，位置的分散を図った設計とする。ポンプに 多様性，位置的分散を図った設計とする。ポンプについては，残留熱除去系
ついては，残留熱除去系ポンプ(B)，(C)と位置的分散された廃棄物処理建屋 ポンプ(B)，(C)と位置的分散された廃棄物処理建屋地下3階の復水移送ポン
地下3階の復水移送ポンプを使用する設計とする。復水移送ポンプのサポー プを使用する設計とする。復水移送ポンプのサポート系として，ポンプ冷却
ト系として，ポンプ冷却水は自滑水とすることで，残留熱除去系ポンプの冷 水は自滑水とすることで，残留熱除去系ポンプの冷却水と同時に機能喪失 ①（ＴＢＰ対応に却水と共通要因によって同時に機能喪失しない設計とし，電源については， しない設計とし，電源については，常設代替交流電源設備（第一ガスタービ 伴う代替格納容器スプレイ冷却常設代替交流電源設備（第一ガスタービン発電機 ），可搬型代替交流電源 ン発電機及び第二ガスタービン発電機），可搬型代替交流電源設備（電源
設備（電源車）から代替所内電気設備を経由した給電が可能な設計とするこ 車）から代替所内電気設備を経由した給電が可能な設計とすることで，残留 系（可搬型）の追加）とで，残留熱除去系ポンプの電源である非常用交流電源設備（非常用ディー 熱除去系ポンプの電源である非常用交流電源設備（非常用ディーゼル発電
ゼル発電機）と共通要因によって同時に機能喪失しない設計とする。水源に 機）と同時に機能喪失しない設計とする。水源については，残留熱除去系のついては，残留熱除去系の水源であるサプレッション・チェンバと異なる復水 水源であるサプレッション・チェンバと異なる復水貯蔵槽を使用する設計とす
貯蔵槽を使用する設計とする。
る。
操作に必要な電動弁については，代替所内電気設備を経由した常設代替交 操作に必要な電動弁については，ハンドルを設けて手動操作も可能とするこ流電源設備（第一ガスタービン発電機 ）若しくは可搬型代替交流電源設備 とにより，電源設備の故障による共通要因によって機能を喪失しないよう多（電源車）からの給電による遠隔操作を可能とすること，又はハンドルを設け 様性を持った駆動源により駆動できる設計とする。
て手動操作も可能とすることにより，非常用所内電気設備を経由した非常用
交流電源設備（非常用ディーゼル発電機）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。
残留熱除去系と代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の独立性については， 残留熱除去系と代替格納容器スプレイ冷却系の独立性については，表3.6表3.6-3で示すとおり地震，津波，火災，溢水により同時に故障することを防 3で示すとおり地震，津波，火災，溢水により同時に故障することを防止する止するために独立性を確保する設計とする。
ために独立性を確保する設計とする。

表3.6-2 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の多様性，位置的分散
20 3.6.2.1.3③評価進捗による変更・修正

表3.6-2 代替格納容器スプレイ冷却系の多様性，位置的分散⑤①（ＴＢＰ対応に伴う代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の追加）①（ＴＢＰ対応に伴う代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の追加）

8/16

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

変更前

設計基準事故対処設備項目

重大事故等対処設備
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）

項目

ド）
ポンプ
水源
駆動用空気

21 3.6.2.1.3

添 3.6-10
潤滑油
冷却水

復水移送ポンプ

原子炉建屋地下 3 階

廃棄物処理建屋地下 3 階

駆動電源

ポンプ

サプレッション・チェンバ

復水貯蔵槽

原子炉建屋地下 3 階

廃棄物処理建屋地下 2 階

不要

不要

不要

不要

（内包油）
及び原子炉補機冷却海水系（自滑水）
常設代替交流電源設備（第一ガスタービン発電機）

可搬型代替交流電源設
備（電源車）

7 号炉タービン建屋南側の荒浜側高台保管場所及屋外

び大湊側高台保管場所

表3.6-3 残留熱除去系と代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の独立性
22 3.6.2.1.3

添 3.6-11（格納容器スプレイ冷却モー

代替格納容器スプレイ冷却系

残留熱除去系ポンプ

復水移送ポンプ

原子炉建屋地下 3 階

廃棄物処理建屋地下 3 階

サプレッション・チェンバ

復水貯蔵槽

原子炉建屋地下 3 階

廃棄物処理建屋地下 2 階

不要

不要

潤滑油

不要

冷却水

原子炉補機冷却系

不要

及び原子炉補機冷却海水系

（自滑水）

不要

（内包油）

不要

原子炉建屋地上 1 階

水源
駆動用空気

原子炉補機冷却水系

非常用交流電源設備

重大事故等対処設備

残留熱除去系
ド）

残留熱除去系ポンプ（非常用ディーゼル発電機）

変更理由

設計基準事故対処設備

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モー③評価進捗による変更・修正

駆動電源

非常用交流電源設備（非常用ディーゼル
発電機）
原子炉建屋地上 1 階①（ＴＢＰ対応に伴う代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の追加）②（水源の運用変更に伴う変更）

常設代替交流電源設備（第一ガスタービン発電

可搬型代替交流電源設備

機及び第二ガスタービン

（電源車）

発電機）
屋外（7 号炉タービン建屋南側及び荒浜側常設代替交
流電源設備設置場所）

表3.6-3 残留熱除去系と代替格納容器スプレイ冷却系の独立性①（ＴＢＰ対応に伴う代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の追加）

9/16

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

項目

設計基準事故対処設備

変更前

重大事故等対処設備項目

残留熱除去系(B)(C)
代替格納容器スプレイ冷却系（常（ 格 納 容 器 ス プ レ イ 冷 却 モ ー 設）ド）

23 3.6.2.1.3

添 3.6-11

24 3.6.2.1.4.1

添 3.6-1225 3.6.2.1.4.1

添 3.6-12

26 3.6.2.1.4.1

添 3.6-13

設計基準事故対処設備

変更理由

重大事故等対処設備

残留熱除去系(B)(C)
代替格納容器スプレイ冷却系（格納容器スプレイ冷却モー
ド）

共 地震
通
要
因

設計基準事故対処設備の残留熱除去系は耐震 S クラス設計とし，重大事故等対処設備である代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は基準地
震動 Ss で機能維持できる設計とすることで，基準地震動 Ss が共通要因となり故障することのない設計とする。

故 津波
障

6 号及び 7 号炉の原子炉建屋は，基準津波が到達しない位置に設置す
る設計とすることで，津波が共通要因となり故障することのない設計
とする。

火災

設計基準事故対処設備の残留熱除去系と，重大事故等対処設備である
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，火災が共通要因となり故障することのない設計とする（「共-7 重大事故等対処設備の内部火災に対する防護方針について」に示す）。

火災

設計基準事故対処設備の残留熱除去系と，重大事故等対処設備である
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，溢水が共通要因となり故障することのない設計とする（「共-8 重大事故等対処設備の内部溢水に対する防護方針について」に示す）
。

溢水

溢水

③評価進捗による変更・修正

共 地震
通
要

設計基準事故対処設備の残留熱除去系は耐震 S クラス設計とし，重大事故等対処設備である代替格納容器スプレイ冷却系は基準地震動 Ss
で機能維持できる設計とすることで，基準地震動 Ss が共通要因となり

因
故 津波
障

故障することのない設計とする。
6 号及び 7 号炉の原子炉建屋は，基準津波が到達しない位置に設置す
る設計とすることで，津波が共通要因となり故障することのない設計とする。
設計基準事故対処設備の残留熱除去系と，重大事故等対処設備である
代替格納容器スプレイ冷却系は，火災が共通要因となり故障すること①（ＴＢＰ対応に伴う代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の追加）のない設計とする（「共-7 重大事故等対処設備の内部火災に対する防護方針について」に示す）。
設計基準事故対処設備の残留熱除去系と，重大事故等対処設備である
代替格納容器スプレイ冷却系は，溢水が共通要因となり故障することのない設計とする（「共-8 重大事故等対処設備の内部溢水に対する防護方針について」に示す）。

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の復水移送ポンプは，廃棄物処理建屋 代替格納容器スプレイ冷却系の復水移送ポンプは，廃棄物処理建屋内に設 ①（ＴＢＰ対応に内に設置している設備であることから，想定される重大事故等時における， 置している設備であることから，想定される重大事故等時における，廃棄物 伴う代替格納容
廃棄物処理建屋内の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に 処理建屋内の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮する 器スプレイ冷却発揮することができるよう，以下の表3.6-4に示す設計とする。
ことができるよう，以下の表3.6-4に示す設計とする。
系（可搬型）の追加）
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 復水移送ポンプの操作は，中央制御室の操作スイッチから遠隔操作可能なの操作スイッチから可能な設計とする。
設計とする。

⑤

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）によるドライウェル内へのスプレイを実 代替格納容器スプレイ冷却系によるドライウェルスプレイを運転する場合①（ＴＢＰ対応に施する場合は，復水補給水系のバイパス流防止としてタービン建屋負荷遮 は，復水補給水系のバイパス流防止としてタービン建屋負荷遮断弁の全閉伴う代替格納容
断弁の全閉操作を実施し，復水移送ポンプを起動する。その後，系統構成と 操作を実施し，復水移送ポンプを起動する。その後，系統構成として，残留器スプレイ冷却して，残留熱除去系格納容器冷却流量調節弁(B)，残留熱除去系格納容器 熱除去系格納容器冷却流量調節弁(B)，残留熱除去系格納容器冷却ライン
系（可搬型）の追冷却ライン隔離弁(B)，残留熱除去系洗浄水弁(B)を開操作することでドライ 隔離弁(B)，残留熱除去系洗浄水弁(B)を開操作することでドライウェルへの加）
ウェルへのスプレイを行う。
スプレイを行う。
⑤

10/16

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

27 3.6.2.1.4.1

ページ番号

添 3.6-13

変更後

変更前③評価進捗による変更・修正

変更理由

また，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）によるサプレッション・チェンバ内 また，代替格納容器スプレイ冷却系によるサプレッション・チェンバ・プールス
へのスプレイを実施する場合は，復水補給水系バイパス流防止としてタービ プレイを運転する場合は，復水補給水系バイパス流防止としてタービン建屋 ①（ＴＢＰ対応に伴う代替格納容ン建屋負荷遮断弁の全閉操作を実施し，復水移送ポンプを起動する。その 負荷遮断弁の全閉操作を実施し，復水移送ポンプを起動する。その後，系
後，系統構成として，残留熱除去系サプレッション・チェンバ・プールスプレイ 統構成として，残留熱除去系サプレッション・チェンバ・プールスプレイ注入隔 器スプレイ冷却注入隔離弁(B)，残留熱除去系洗浄水弁(B)を開操作することでサプレッショ 離弁(B)，残留熱除去系洗浄水弁(B)を開操作することでサプレッション・チェ 系（可搬型）の追加）ン・チェンバ内へのスプレイを行う。
ンバ・プールへのスプレイを行う。
⑤
以上のことから，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の操作に必要なポン
プ及び弁を表3.6-5に示す。

28 3.6.2.1.4.1

添 3.6-13

29 3.6.2.1.4.1

添 3.6-14

30 3.6.2.1.4.1

31 3.6.2.1.4.1

添 3.6-14

添 3.6-14以上のことから，代替格納容器スプレイ冷却系の操作に必要なポンプ及び ①（ＴＢＰ対応に弁を表3.6-5に示す。
伴う代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の追加）
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の復水移送ポンプは，表3.6-6に示すよ 代替格納容器スプレイ冷却系の復水移送ポンプは，表3.6-6に示すように発①（ＴＢＰ対応に
うに発電用原子炉の運転中又は停止中に機能・性能試験，弁動作試験を， 電用原子炉の運転中に機能・性能試験，弁動作試験を，また，停止中に機伴う代替格納容また，停止中に分解検査及び外観検査が可能な設計とする。
能・性能試験，弁動作試験，分解検査及び外観検査が可能な設計とする。
器スプレイ冷却系（可搬型）の追加）⑤
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の復水移送ポンプは，発電用原子炉の 代替格納容器スプレイ冷却系の復水移送ポンプは，発電用原子炉の停止中①（ＴＢＰ対応に
停止中にケーシングカバーを取り外して，ポンプ部品（主軸，軸受，羽根車） にケーシングカバーを取り外して，ポンプ部品（主軸，軸受，羽根車）の状態伴う代替格納容の状態を確認する分解検査が可能な設計とする。
を確認する分解検査が可能な設計とする。
器スプレイ冷却系（可搬型）の追加）
また，発電用原子炉の運転中又は停止中に，復水貯蔵槽を水源とし，復水 また，発電用原子炉の運転中又は停止中に，復水貯蔵槽を水源とし，復水移送ポンプを起動させ，サプレッション・チェンバへ送水する試験を行うテスト 移送ポンプを起動させ，サプレッション・チェンバへ送水する試験を行うテスト ①（ＴＢＰ対応にラインを設けることで，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の機能・性能及 ラインを設けることで，代替格納容器スプレイ冷却系の機能・性能及び漏え 伴う代替格納容器スプレイ冷却び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
いの有無の確認が可能な設計とする。
系（可搬型）の追加）
表3.6-6 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の試験及び検査

32 3.6.2.1.4.1

添 3.6-15

表3.6-6 代替格納容器スプレイ冷却系の試験及び検査①（ＴＢＰ対応に伴う代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の追加）

11/16

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

33 3.6.2.1.4.1

34 3.6.2.1.4.1

35 3.6.2.1.4.1

36 3.6.2.1.4.1

37 3.6.2.1.4.1

ページ番号

添 3.6-15

添 3.6-16

添 3.6-16

変更後

変更前

変更理由

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，復水移送ポンプを通常時に使用す 代替格納容器スプレイ冷却系は，復水移送ポンプを通常時に使用する系統①（ＴＢＰ対応にる系統である復水補給水系から重大事故等時に対処するために系統構成 である復水補給水系から重大事故等時に対処するために系統構成を切り替伴う代替格納容を切り替えて使用する。
える必要がある。
器スプレイ冷却系（可搬型）の追加）
なお，復水貯蔵槽から復水移送ポンプに移送するライン（復水移送ポンプ吸 なお，復水貯蔵槽から復水移送ポンプに移送するライン（復水移送ポンプ吸込ライン）は，復水貯蔵槽の中部（常用ライン），下部（非常用ライン）の2通り 込ライン）は，復水貯蔵槽の上部（常用ライン），下部（非常用ライン）の2通りがある。通常運転時は中部（常用ライン）を使用しているため，長期運転を見 がある。通常運転時は上部（常用ライン）を使用しているため，長期運転を見込み，復水貯蔵槽を水源として確保するため，復水補給水系常／非常用連 込み、復水貯蔵槽を水源として確保するため復水補給水系常／非常用連絡絡1次止め弁，復水補給水系常／非常用連絡2次止め弁の開操作を行い， 1次止め弁，復水補給水系常／非常用連絡2次止め弁の開操作を行い，復復水移送ポンプ吸込ラインを下部（非常用ライン）に切り替える。ただし，復 水移送ポンプ吸込ラインを下部（非常用ライン）に切り替える。
水移送ポンプ起動当初は復水貯蔵槽水位は確保されているため，本切替え
操作は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へのスプレイが開始された後に実施する。

添 3.6-16

この操作は，長期運転を見込んだ復水貯蔵槽水源確保のために実施する これらの操作については，図3.6-2で示すタイムチャートのとおり速やかに切操作であり，原子炉格納容器内へのスプレイ開始後に実施することで，図 り替えることが可能である。
3.6-2で示すタイムチャートのとおり速やかに切り替えることが可能である。

添 3.6-16

また，代替格納容器スプレイ冷却のバイパス流を防止するため，代替格納 また，代替格納容器スプレイ冷却のバイパス流を防止するため，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の主流路からの分岐部については，主流路から 容器スプレイ冷却系の主流路からの分岐部については，主流路から最も近最も近い弁（第一止め弁）で閉止する運用とする。
い弁（第一止め弁）で閉止する運用とする。

経過時間（分）経過時間（分）

手順の項目

20

30

25分

要員（数）

40

50

60

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へのスプレイ

70

80

備考

10

手順の項目

中央制御室運転員 A，B

2

2

40

50

バイ パス流防止処置、ポン プ 起動

系統構成

代替格納容器スプレイ冷却系による格納容器スプレイスプ レイ 開始

現場運転員 C，D30

通信手段確保、電源確認

バイ パス流防止処置，ポン プ 起動

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による
原子炉格納容器内へのスプレイ

20

移動，ＣＳＰ水源確保

6070

25分 代替格納容器スプレイ冷却系による格納容器スプレイ

要員（数）通信連絡設備準備，電源確認

添 3.6-17⑤

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）である復水移送ポンプの起動及び系統 代替格納容器スプレイ冷却系である復水移送ポンプの起動及び系統の切り①（ＴＢＰ対応にの切替えに必要な弁については，中央制御室及び原子炉建屋地上3階（原 替えに必要な弁については，中央制御室及び原子炉建屋地上3階（原子炉伴う代替格納容
子炉建屋内の原子炉区域外）から遠隔操作可能な設計とすることで，図3.6- 建屋の二次格納施設外）から遠隔操作可能な設計とすることで，図3.6-2で器スプレイ冷却2で示すタイムチャートのとおり速やかに切り替えることが可能である。
示すタイムチャートのとおり速やかに切り替えることが可能である。
系（可搬型）の追加）

10

38 3.6.2.1.4.1③評価進捗による変更・修正

中央制御室運転員 A，B

2

現場運転員 C，D

2

系統構成
スプ レイ 開始

移動・ＣＳＰ水源確保

80

備考

⑤
①（ＴＢＰ対応に伴う代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の追加）①（ＴＢＰ対応に伴う代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の追加）

12/16

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後
図3.6-2 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へのスプレイ タイムチャート＊

39 3.6.2.1.4.1

40 3.6.2.1.4.1

41 3.6.2.1.4.1③評価進捗による変更・修正

変更前
図3.6-2 代替格納容器スプレイ冷却系による格納容器スプレイ タイム
チャート＊

添 3.6-17

添 3.6-17

添 3.6-17

添 3.6-18

43 3.6.2.1.4.1

添 3.6-18

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，格納容器下部注水系と同時に使用 代替格納容器スプレイ冷却系は，格納容器下部注水系と同時に使用する可
する可能性があるため，各々の必要流量が確保可能な設計とする。各々の 能性があるため，各々の必要流量が確保可能な設計とする。各々の必要流
必要流量とは，格納容器下部注水を行う場合において，原子炉圧力容器の 量とは，格納容器下部注水を行う場合において，原子炉圧力容器の破損前 ①（ＴＢＰ対応に
3
3
3
破損前は格納容器下部注水系90m /h，代替格納容器スプレイ冷却系（常 は格納容器下部注水系90m /h，代替格納容器スプレイ冷却系70m /hであ 伴う代替格納容
3設）70m /hであり，原子炉圧力容器の破損後は，格納容器下部注水系は崩 り，原子炉圧力容器の破損後は，格納容器下部注水系は崩壊熱相当の注 器スプレイ冷却
3
3
壊熱相当の注水量（最大50m3/h），代替格納容器スプレイ冷却系（常設） 水量（最大50m /h），代替格納容器スプレイ冷却系130m /hであり，これらの 系（可搬型）の追加）
必要流量を確保可能な設計とする。
130m3/hであり，これらの必要流量を確保可能な設計とする。

これらの操作が可能な配置設計とする。

44 3.6.2.1.4.2

添 3.6-19①（ＴＢＰ対応に伴う代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の追加）

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，通常時は残留熱除去系洗浄水弁 代替格納容器スプレイ冷却系は，通常時は残留熱除去系洗浄水弁(B)を閉(B)を閉止することで隔離する系統構成としており，取合系統である残留熱除 止することで隔離する系統構成としており，取合系統である残留熱除去系に ①（ＴＢＰ対応に
去系に対して悪影響を及ぼさない設計とする。隔離弁については表3.6-7に 対して悪影響を及ぼさない設計とする。隔離弁については表3.6-7に示す。ま 伴う代替格納容示す。また，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）を用いる場合は，弁操作に た，代替格納容器スプレイ冷却系を用いる場合は，弁操作によって，通常時 器スプレイ冷却
よって，通常時の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 の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 系（可搬型）の追ることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
加）代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の系統構成に操作が必要な機器の設 代替格納容器スプレイ冷却系の系統構成に操作が必要な機器の設置場
置場所，操作場所を表3.6-8に示す。
所，操作場所を表3.6-8に示す。
42 3.6.2.1.4.1

変更理由

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）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が，想定される重大事故等時において，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スプレイ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する。

①（ＴＢＰ対応に伴う代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の追
加）

操作対象機器の設置場所について，上記に示す設計とすることで，操作が可能な設計とする。

⑤

－

⑤

13/16

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

45 3.6.2.1.4.2

添 3.6-19

46 3.6.2.1.4.2

添 3.6-19

47 3.6.2.1.4.2

添 3.6-19

変更後

変更前③評価進捗による変更・修正

変更理由

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の復水移送ポンプは，設計基準事故対 代替格納容器スプレイ冷却系である復水移送ポンプは，設計基準事故対処 ①（ＴＢＰ対応に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 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 伴う代替格納容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 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 器スプレイ冷却せるために必要なスプレイ流量を有する設計とする。
るために必要なスプレイ流量を有する設計とする。
系（可搬型）の追加）
スプレイ流量としては，炉心の著しい損傷の防止の事故シーケンスのうち， スプレイ流量としては，炉心の著しい損傷の防止の事故シーケンスのうち，高圧・低圧注水機能喪失，崩壊熱除去機能喪失，LOCA時注水機能喪失及 高圧・低圧注水機能喪失，崩壊熱除去機能喪失（取水機能喪失，RHR機能
び格納容器破損防止の事故シーケンスのうち，雰囲気圧力・温度による静 喪失），中小LOCA+ECCS機能喪失及び格納容器破損防止の事故シーケン的負荷（格納容器過圧・過温破損）において，有効性が確認されている原子 スのうち，過温・過圧破損，水素燃焼において，有効性が確認されている⑤
炉格納容器内へのスプレイ流量が140m3/hであることから，復水移送ポンプ 140m3/h（復水移送ポンプ2台）でスプレイ可能な設計とする。以上のことか
3
3
1台あたり70m /h以上をスプレイ可能な設計とし，2台使用する設計とする。 ら，ポンプ1台あたり70m /h達成可能な設計とする。
原子炉格納容器内にスプレイする場合の復水移送ポンプは，原子炉格納容器内にスプレイする場合の水源（復水貯蔵槽）と注水先（原子炉格納容器）の圧力差，静水頭，機器圧損，配管及び弁類圧損を考慮し，復水移送ポン
プ2台運転でスプレイ流量140m3/h達成可能な揚程で設計する。

－⑤

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の復水移送ポンプは，二以上の発電用 代替格納容器スプレイ冷却系である復水移送ポンプは，二以上の発電用原 ①（ＴＢＰ対応に
原子炉施設において共用しない設計とする。
子炉施設において共用しない設計とする。
伴う代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の追加）
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，設計基準事故対処設備である残留 代替格納容器スプレイ冷却系は，設計基準事故対処設備である残留熱除去 ①（ＴＢＰ対応に
熱除去系に対し，多様性，位置的分散を図る設計としている。
系に対し，多様性，位置的分散を図る設計としている。
伴う代替格納容48 3.6.2.1.4.2

添 3.6-19

49 3.6.2.1.4.2

添 3.6-20

50 3.6.2.2

3.6-21～
添
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の記載を新規追加
3.6-36器スプレイ冷却系（可搬型）の追加）－①（ＴＢＰ対応に伴う代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の追加）

14/16

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由

・水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第56条に対する設計方針を示す章）で示す。
・電源設備については「3.14 電源
設備（設置許可基準規則第57条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第58条に対スキマサージ
タンクから

MO

使用済燃料
プールへ
ドライウェルMO

原子炉格納容器

MO

MO

MO

MO

原子 炉圧力容器

添 3.6-38

NO

MO

NO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

51 3.6.3.1.1

MO

AO
給水系から
AO

⑤

MO

MO

MO

MO
サプレッション・チェンバ
MO

MO

MO

MO

RCW系※

残留熱除去系
ポンプ(B)
残留熱除去系
熱交換器(B)

格納容器スプレイモード

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

RCW系※

RCW系 ※

残留熱除去系ポンプ(C)

RCW系 ※

残留熱除去系
熱交換器(C)

区分Ⅰ

より電源供給区分Ⅱより電源供給区分Ⅲより電源供給タイライン※RCW系：原子炉補機冷却水系

MO

RCW系 ※
MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

残留熱除去系ポンプ(A)

RCW系※
残留熱除去系
熱交換器(A)

15/16

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由

・水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備（設置許可基準規則第56条に対する設計方針を示す章）で示す。
・電源設備については「3.14 電源
設備（設置許可基準規則第57条に対する設計方針を示す章）」で示す。
・計装設備については「3.15 計装設備（設置許可基準規則第58条に対スキマサージ
タンクから

MO

使用済燃料
プールへ
ドライウェルMO

原子炉格納容器

MO

MO

MO

MO

MO

原子炉圧力容器

添 3.6-44

NO

NO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

52 3.6.3.2.1

MO

AO

⑤

給水系から
AO

MO

MO

MO

MO
サプレッション・チェンバ
MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

サプレッションチェンバ・プール水冷却モード
区分Ⅰ より電源供給

MO

MO

MO

RCW系※
RCW系※

残留熱除去系
ポンプ(B)
残留熱除去系
熱交換器(B)

RCW系※

残留熱除去系ポンプ(C)

RCW系 ※

残留熱除去系
熱交換器(C)

区分Ⅱ

より電源供給区分Ⅲより電源供給タイライン※RCW系：原子炉補機冷却水系

MO

RCW系※
MO

MO

MO

MO

MO

MO

MO

残留熱除去系ポンプ(A)

RCW系※
残留熱除去系
熱交換器(A)

16/16

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対処設備について
3.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。
【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.
1

章番号
3.7.1

ページ番号
添 3.7-2

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

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 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の設備として， 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設備
格納容器圧力逃がし装置及び代替循環冷却系を設ける。
を設置する。

変更理由⑤(1) 格納容器圧力逃がし装置の設置（設置許可基準規則解釈の第1項a),b)） (1) 格納容器圧力逃がし装置及び代替格納容器圧力逃がし装置の設置（設置許可基準規則解釈の第1項a),b)）
2

3.7.1

添 3.7-2

3

3.7.1

添 3.7-2

4

3.7.1

添 3.7-2

5

3.7.1

添 3.7-2

6

3.7.1

添 3.7-2②（代替循環冷
却系設置に伴う代替格納容器圧
力逃がし装置の記載削除による
修正）
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 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 ②（代替循環冷するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために格納容器 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格納容器圧 却系設置に伴う圧力逃がし装置を使用する。
力逃がし装置及び代替格納容器圧力逃がし装置を設ける。
代替格納容器圧
力逃がし装置の記載削除による
修正）－
なお，格納容器圧力逃がし装置及び代替循環冷却系を設置することで設置 ②（代替循環冷
許可基準規則第50条に対する要求事項に適合させるものとするが，更なる却系設置に伴う安全性向上の観点から代替格納容器圧力逃がし装置を追って設置すること 代替格納容器圧により，格納容器圧力逃がし装置に対する多重化を図るものとする。
力逃がし装置の記載削除による
修正）ⅱ) 排気中に含まれる可燃性ガスの爆発防止等の対策として，当該系統内 ⅱ) 可燃性ガスの爆発防止等の対策として，当該系統内を可搬型窒素供給を可搬型窒素供給装置にて不活性ガス（窒素ガス）にて置換した状態で待機 装置にて不活性ガス（窒素ガス）にて置換した状態で待機し，使用後には同し，使用後には同様に可搬型窒素供給装置を用いて，系統内を不活性ガス 様に可搬型窒素供給装置を用いて，系統内を不活性ガスにてパージする。こにて置換できる設計とする。これにより，格納容器ベント初期に排気中に含ま れにより，排気中に含まれる可燃性ガス及び使用後に水の放射線分解によ⑤れる可燃性ガス及び使用後にスクラバ水の放射線分解により発生する可燃 り発生する可燃性ガスによる爆発を防ぐことが可能な設計とする。
性ガスによる爆発を防ぐことが可能な設計とする。
－

ベント初期に含まれるガスのモル組成は，ドライ条件で評価した場合でも酸素濃度が5vol%を下回っており，系統内で可燃域に達することはない。

⑤

1/33

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

7

3.7.1

添 3.7-2

8

3.7.1

添 3.7-2

9

3.7.1

添 3.7-2,3

10

3.7.1

添 3.7-3

11

3.7.1

添 3.7-3

変更後

変更前③評価進捗による変更・修正

変更理由

なお，格納容器ベント実施後に原子炉格納容器及びスクラバ水内に貯留さ また，ベント実施後に原子炉格納容器及びスクラバ水内に貯留されたFPによれた核分裂生成物による水の放射線分解によって発生する可燃性ガスの量 る水の放射線分解によって発生する水素・酸素の量は微量であり，また，連は微量であり，また，連続して系外に排出されていることから，系統内で可燃 続して系外に排出されていることから，系統内で可燃域に達することはない。
領域に達することはない。系統内で可燃性ガスが蓄積する可能性のある箇 系統内で可燃性ガスが蓄積する可能性のある箇所については，可燃性ガス⑤
所については，可燃性ガスを連続して排出するバイパスラインを設置するこ を連続して排出するバイパスラインを設置し，可燃性ガスが局所的に滞留しとで，局所的に滞留し，系統内で可燃性ガスの濃度が可燃領域に達すること ない設計とする。
を防止できる設計とする。
－
代替格納容器圧力逃がし装置は，他の号機，系統，機器とは共用しない設②（代替循環冷計とする。
却系設置に伴う代替格納容器圧
力逃がし装置の記載削除による
修正）ⅳ) 重大事故等対策の有効性評価において，格納容器圧力逃がし装置を使 ⅳ) 重大事故等対策の有効性評価において，格納容器圧力逃がし装置及び ②（代替循環冷用しても原子炉格納容器が負圧にならないことを確認している。また，格納容 代替格納容器圧力逃がし装置を使用しても原子炉格納容器が負圧にならな 却系設置に伴う器ベント停止後に再度，代替格納容器スプレイ冷却系等により原子炉格納 いことを確認している。また，ベント停止後に再度格納容器スプレイを行う場 代替格納容器圧
容器内へのスプレイを行う場合は，原子炉格納容器が負圧とならないよう， 合においても，原子炉格納容器内圧力を確認し，規定の圧力まで減圧した場 力逃がし装置の原子炉格納容器内圧力を確認し，規定の圧力まで減圧した場合には原子炉 合は格納容器スプレイを停止する運用とする。
記載削除による
格納容器内へのスプレイを停止する運用とする。
修正）⑤ⅴ) 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は，遠隔手動 ⅴ) 格納容器圧力逃がし装置及び代替格納容器圧力逃がし装置を使用する ①（遠隔空気駆弁操作設備により人力で容易かつ確実に開閉操作が可能な設計とする。ま 際に操作が必要な隔離弁については，遠隔手動弁操作設備により人力で容 動弁操作設備のた，空気作動弁については遠隔空気駆動弁操作用ボンベから遠隔空気駆動 易かつ確実に開閉操作ができる設計とする。
追加）
弁操作設備の配管を経由し，高圧窒素ガスを供給することにより容易かつ確②（代替格納容
実に開閉操作が可能な設計する。また，電動弁については常設代替交流電器圧力逃がし装源設備（第一ガスタービン発電機）又は可搬型代替交流電源設備（電源車）
置の記載の削からの給電により，中央制御室から開閉操作が可能な設計とする。
除）⑤ⅵ) 格納容器圧力逃がし装置を使用する際に，操作が必要な隔離弁の遠隔 ⅵ) 格納容器圧力逃がし装置及び代替格納容器圧力逃がし装置を使用する ①（遠隔空気駆
手動弁操作設備を介した操作場所は，原子炉建屋内の原子炉区域外に設 際に操作が必要な隔離弁の遠隔手動弁操作設備を介した操作エリアは原子 動弁操作設備の置するものとし，操作時の被ばく線量評価を行った上で，必要に応じて遮蔽 炉建屋の二次格納施設外に設置するものとし，操作時の被ばく線量評価を追加）材を設置することで，作業員の放射線防護を考慮した設計とする。また，空 行った上で，必要に応じて遮蔽材を設置することで，作業員の放射線防護を ②（代替循環冷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 考慮する設計とする。
却系設置に伴う操作用ボンベの設置に加え，必要に応じて遮蔽材を設置することで，作業員代替格納容器圧の放射線防護を考慮した設計とする。
力逃がし装置の記載削除による修正）
表現の修正（リスト化しない）

2/33

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

12

章番号

3.7.1

ページ番号

添 3.7-3

13

3.7.1

添 3.7-3

14

3.7.1

添 3.7-3

15

3.7.1

添 3.7-3

変更後

3.7.1

添 3.7-3

変更前ⅶ) ラプチャーディスクについては，待機時に系統内を不活性ガス（窒素ガⅶ) ラプチャーディスクについては，待機時に系統内を不活性ガス（窒素ガス）にて置換する際の大気との障壁，並びにフィルタ装置とよう素フィルタとの ス）にて置換する際の大気との障壁，並びにフィルタ装置とよう素フィルタとの隔壁として設置する。また，バイパス弁は併置しないものの，ラプチャーディ 隔壁として設置する。また，バイパス弁は併置しないものの，ラプチャーディ
スクは原子炉格納容器からの排気圧力（620kPa[gage]）と比較して十分に低 スクは原子炉格納容器からの排気圧力（620kPa[gage]）と比較して十分に低い圧力である約100kPa[gage]にて破裂する設計であり，格納容器圧力逃が い圧力である約100kPa[gage]にて破裂する設計であり，排気の妨げにならなし装置の使用の妨げにならない設計とする。
い設計とする。

変更理由⑤

ⅷ) 原子炉格納容器との接続位置は，サプレッション・チェンバ及びドライウェ ⅷ) 原子炉格納容器との接続位置は，サプレッション・チェンバ及びドライウェ ②（代替循環冷ルに設けるものとし，いずれからも格納容器圧力逃がし装置を用いた排気を ルに設けるものとし，いずれからも格納容器圧力逃がし装置及び代替格納容 却系設置に伴う実施することができる設計とする。
器圧力逃がし装置を用いた排気操作を実施することができるよう設計する。 代替格納容器圧
力逃がし装置の記載削除による
修正）⑤
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 サプレッション・チェンバからの排気では，サプレッション・チェンバの水面からからの高さを確保し，ドライウェル側からの排気では，ダイヤフラム・フロア面 の高さを確保すること，また，ドライウェルからの排気では，ダイヤフラムフロ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位置に接続箇所 ア面からの高さを確保すること，及び有効燃料棒頂部よりも高い位置に接続⑤を設けることにより，長期的にも溶融炉心及び水没の悪影響を受けない設計 箇所を設けることにより，長期的にも溶融炉心及び水没の悪影響を受けないとする。
設計とする。
ⅸ) 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使用時に高 ⅸ) 格納容器圧力逃がし装置について，フィルタ装置，よう素フィルタ及び使線量となる配管，機器等の周囲には遮蔽体を設置し，格納容器圧力逃がし 用時に高線量となる配管，機器等の周囲には遮蔽体を設置し，作業員の放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線か 射線防護を考慮した設計とする（詳細は3.7.2.1.3.1(6)参照）。
⑤
ら作業員を防護する設計とする（詳細は3.7.2.1.3.1(6)参照）。
－

16③評価進捗による変更・修正

代替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地下ピット②（代替循環冷内に格納し，十分な厚さのコンクリート蓋により地上面の放射線量は十分に却系設置に伴う低減されている。また，フィルタ装置に接続する配管等については原子炉建
代替格納容器圧屋の二次格納施設内に設置されるが，重大事故等時のアクセスルートや作
力逃がし装置の業エリアの放射線量率に影響する箇所については，遮蔽体を設置することに記載削除による
より，原子炉建屋内での作業における被ばく低減を行うこととしている。
修正）

3/33

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

17

章番号

3.7.1

ページ番号

添 3.7-4

18

3.7.1

添 3.7-4

19

3.7.1

添 3.7-4

20

3.7.1

添 3.7-4

21

3.7.2.1.1

添 3.7-5

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前(3) フィルタ装置スクラバ水補給設備－
設置許可基準規則解釈第1項b)ⅰ)に関連する自主対策設備として，フィル
タ装置にスクラバ水を注水し，フィルタ装置の性能を維持するために，フィル
タ装置スクラバ水補給設備を設ける。
本系統では，可搬型代替注水ポンプ(A-2級)により代替淡水源（淡水貯水池及び防火水槽）の水を，格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置への補給配管に接続することにより，スクラバ水を補給する。また，可搬型代替注水ポンプ（A-2級）は，ディーゼルエンジンにて駆動できる設計とし，燃料は軽油タ
ンクよりタンクローリ（4kL）を用いて補給できる設計とする。
設置許可基準規則解釈第1項b)ⅰ)に関連する自主対策設備として，格納容器圧力逃がし装置を使用する際，原子炉格納容器内が酸性化することを防止し，サプレッション・チェンバのプール水中によう素を保持することでよう素の放出量を低減するために，格納容器pH制御設備を設ける。

設置許可基準規則解釈第1項b)ⅰ)に関連する自主対策設備として，格納容器圧力逃がし装置及び代替格納容器圧力逃がし装置を使用する際，原子炉格納容器内が酸性化することを防止し，サプレッションプール水中によう素を捕捉することでよう素の放出量を低減するために，格納容器pH制御設備を設ける。
設置許可基準規則解釈第1項b)ⅳ)に関連する自主対策設備として，原子炉 設置許可基準規則解釈第1項b)ⅳ)に関連する自主対策設備として，中長期
格納容器内の水蒸気凝縮による負圧破損を防止するとともに，原子炉格納 的に原子炉格納容器内の水蒸気凝縮による負圧破損を防止するとともに，容器内の可燃性ガス濃度を低減するために，可搬型格納容器窒素供給設 原子炉格納容器内の可燃性ガス濃度を低減するために可搬型格納容器窒備を設ける。本系統は，可燃性ガス濃度制御系配管に接続治具を用いて素供給設備を設ける。本系統は，可燃性ガス濃度制御系配管に接続治具を
ホースを接続し，可搬型大容量窒素供給装置にて発生した窒素ガスをドライ 用いてホースを接続し，可搬型窒素ガス発生装置にて発生した窒素ガスをド
ウェル及びサプレッション・チェンバに供給可能な設計とする。
ライウェル及びサプレッション・チェンバに供給可能な設計とする。
また，本設備は事故後8日目以降に使用するものである。

－

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原 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原
子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるとともに，原子炉格納容器内 子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるとともに，原子炉格納容器内に滞留する可燃性ガスを大気へ排出することを目的として使用する。
に滞留する水素ガスを環境へ放出するために重大事故緩和設備として設けるものである。

変更理由

⑤

⑤

⑤

⑤
⑤

4/33

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

22

23

24

章番号

3.7.2.1.1

3.7.2.1.1

3.7.2.1.1

ページ番号

添 3.7-5

添 3.7-5

添 3.7-5

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

本系統は，フィルタ装置，よう素フィルタ及びラプチャーディスク，電源設備 本系統の主要設備は，フィルタ装置，よう素フィルタ及びラプチャーディスクで（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 構成し，排気圧力によりラプチャーディスクが破裂することから，原子炉格納備，可搬型直流電源設備，代替所内電気設備），計測制御装置，及び流路 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経由しフィルタ装である不活性ガス系，耐圧強化ベント系，格納容器圧力逃がし装置及び遠 置，よう素フィルタへ導き，放射性物質を低減させた後に原子炉建屋屋上に隔空気駆動弁操作設備の配管及び弁並びにホース等，排出元である原子 設ける排気口を通して放出する。
炉格納容器（サプレッション・チェンバ，真空破壊弁を含む）で構成する。
本系統は，炉心の著しい損傷が発生した場合において，排気圧力によりラプチャーディスクが破裂することにより，原子炉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経由しフィルタ装置及びよう素フィルタへ
導き，放射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を通して排出することで，排気中に含まれる放射性物質の環境への放出を低減しつつ，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。
本系統を使用した際に原子炉格納容器からのガスが流れる配管には，系統 本系統を使用した際に原子炉格納容器からのガスが流れる配管には，系統構成上必要な隔離弁，ラプチャーディスクが設置される。操作を行う必要が 構成上必要な隔離弁，ラプチャーディスクが設置される。操作を行う必要がある隔離弁については，遠隔手動弁操作設備を用いて全ての電源喪失時に ある隔離弁については，遠隔手動弁操作設備を用いて全ての電源喪失時においても原子炉建屋内の原子炉区域外から人力にて操作を行うことが可能 おいても原子炉建屋の二次格納施設外から人力にて操作を行うことが可能な設計とする。また，大気放出する配管内で発生する蒸気凝縮ドレンを貯留 な設計としている。また，大気放出する配管内で発生する蒸気凝縮ドレンをするドレンタンクを設置し，フィルタ装置，及びドレンタンクに貯留した蒸気凝 貯留するドレンタンクが設置され，フィルタ装置，及びドレンタンクに貯留した縮ドレンをサプレッション・チェンバに排出するドレン移送ポンプを設置する。 蒸気凝縮ドレンをサプレッション・チェンバに排出するドレン移送ポンプが設
蒸気凝縮ドレンを排出した際には，フィルタ装置内のスクラバ水に添加されて 置される。蒸気凝縮ドレンを排出した際には，フィルタ装置内のスクラバ水にいる薬液が薄まることにより，ガス状無機よう素の除去効率に影響を及ぼす 添加されている薬液が薄まることにより，除去効率に影響を及ぼすため，可ため，可搬型のスクラバ水pH制御設備を用いて薬液濃度を調整する。
搬型のスクラバ水pH制御設備を用いて薬液濃度を調整する。
一方で，本系統を使用した際には，原子炉格納容器内に含まれる非凝縮 一方で，本系統を使用した際には，原子炉格納容器内に含まれる非凝縮性性ガスが本系統を経由して大気へ排出されるため，系統内での水素爆発を ガスが本系統を経由して大気へ放出されるため，系統内での水素爆発を防防ぐために，可搬型窒素供給装置を用いて本系統内を不活性化する設計と ぐために，可搬型窒素供給装置を用いて本系統内を不活性化しておく。本系する。
統を使用した際には，フィルタ装置及び入口側の配管の放射線量が高くなる
本系統を使用した際には，フィルタ装置，よう素フィルタ及び入口側の配管 ことから，遮蔽壁を設置し，周辺での作業における被ばくを低減することとすの放射線量が高くなることから，遮蔽を設置し，周辺での作業における被ばく る。
を低減することとする。

変更理由

⑤

⑤

⑤

5/33

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No.

25

章番号

3.7.2.1.1

ページ番号

添 3.7-6

変更後

変更前③評価進捗による変更・修正

変更理由①（二次隔離弁
バイパス弁の電動化，遠隔空気駆動弁操作設備のＳＡ設備化）6/33

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No.

26

章番号

3.7.2.1.1

ページ番号

添 3.7-7

変更後

変更前③評価進捗による変更・修正

変更理由①（遠隔空気駆動弁操作設備の
追加）
⑤

7/33

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No.

27

章番号

3.7.2.1.1

ページ番号

3.7.2.1.1

添 3.7-829

3.7.2.1.1

添 3.7-831

3.7.2.1.2

3.7.2.1.2

変更前

添 3.7-9

添 3.7-9

変更理由①（手順の判断基準に用いる計装設備のSA設備化）

添 3.7-8

28

30

変更後

③評価進捗による変更・修正※1：単線結線図を補足説明資料50-2に示す。
電源設備については「3.14電源設備（設置許可基準規則第57条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※2：主要設備を用いた炉心損傷防止及び格納容器破損防止対策を成功させるために把握することが必要な原子炉施設の状態
計装設備については「3.15計装設備（設置許可基準規則第58条に対する設計方針を示す章）」で示す。

※1：水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備」
で示す。
※2：単線結線図を補足説明資料50-2に示す。
電源設備については「3.14電源設備（設置許可基準規則第57条に対する設計方針を示す章）」で示す。
※3：主要設備を用いた炉心損傷防止及び原子炉格納容器破損防止対策を成功させるために把握することが必要な原子炉施設の状態
計装設備については「3.15計装設備（設置許可基準規則第58条に対する設計方針を示す章）」で示す。

※3 ：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用い －る補助パラメータ(1) フィルタ装置(1) フィルタ装置

材料 ：金属フィルタ：ステンレス鋼

材料 ：金属フィルタ：SUS316L

なお，電源設備については「3.14電源設備（設置許可基準規則第57条に対す なお，水源については「3.13重大事故等の収束に必要となる水の供給設備る設計方針を示す章）」，計装設備については「3.15計装設備（設置許可基準 （設置許可基準規則第56条に対する設計方針を示す章）」,電源設備につい規則第58条に対する設計方針を示す章）」で示す。
ては「3.14電源設備（設置許可基準規則第57条に対する設計方針を示す章）」，計装設備については「3.15計装設備（設置許可基準規則第58条に対する設計方針を示す章）」で示す。

⑤①（手順の判断基準に用いる計装設備のSA設備
化）
⑤

⑤

8/33

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No.

32

章番号

3.7.2.1.3.1

ページ番号

添 3.7-10

変更後

変更前

想定する環境条件及び荷重条件（屋外（原子炉建屋屋上）
）

環境条件等

添 3.7-11線

及び放射線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。

屋外の天候による影響

降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対策及び凍結対策を行える設計とする。

海水を通水する系統

海水を通水することはない。

への影響
地震

表 3.7-3

対応

温度・圧力・湿度・放射 屋外（原子炉建屋屋上）で想定される温度，圧力，湿度

3.7.2.1.3.1

適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷

風（台風）
・積雪

屋外（原子炉建屋屋上）で風荷重，積雪荷重を考慮して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。

3.7.2.1.3.1

添 3.7-12

対応

温度・圧力・湿度・放射 原子炉建屋屋上で想定される温度，圧力，湿度及び放射線
線条件下に耐えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による影響

降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水対策及び凍結対策を行える設計とする。

海水を通水する系統

海水を通水することはない。

⑤

への影響
地震

適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）
。

風（台風）
・積雪

原子炉建屋屋上で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないことを評価により確認する。

電磁的障害

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。

も機器が損傷しないことを評価により確認する。
電磁的障害

⑤

想定する環境条件及び荷重条件（原子炉建屋屋上）

環境条件等

しないことを確認する（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）
。

34

変更理由

格納容器圧力逃がし装置のラプチャーディスク（よう素フィルタ下流側）は，屋 格納容器圧力逃がし装置のラプチャーディスク（よう素フィルタ下流側）は，原外（原子炉建屋屋上）に設置される設備であることから，想定される重大事故 子炉建屋屋上に設置される設備であることから，想定される重大事故等時に等時における屋外（原子炉建屋屋上）の環境条件及び荷重条件を考慮し，そ おける原子炉建屋屋上の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効の機能を有効に発揮することができるよう，以下の表3.7-3に示す設計とす に発揮することができるよう，以下の表3.7-3に示す設計とする。
る。
表 3.7-333③評価進捗による変更・修正

格納容器圧力逃がし装置を使用する際に操作が必要な隔離弁（一次隔離弁 格納容器圧力逃がし装置の流路に接続される弁（一次隔離弁（サプレッショ（サプレッション・チェンバ側又はドライウェル側），二次隔離弁，フィルタ装置 ン・チェンバ側又はドライウェル側）並びに二次隔離弁）を遠隔手動弁操作設
入口弁，耐圧強化ベント弁）については，遠隔手動弁操作設備にて原子炉建 備により原子炉建屋の二次格納施設外より人力にて操作することにより，原屋内の原子炉区域外より人力にて遠隔操作することにより，重大事故等の 子炉格納容器内のガスをフィルタ装置及びよう素フィルタに導き，排気口より環境下においても確実に操作が可能な設計とする。また，一次隔離弁（サプ 環境へ放出することで，格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器減レッション・チェンバ側又はドライウェル側），フィルタ装置入口弁，耐圧強化 圧が可能である。また，二次隔離弁については電源が復旧することにより，①（遠隔空気駆
ベント弁については,遠隔空気駆動弁操作用ボンベ及び遠隔空気駆動弁操 中央制御室でも遠隔操作可能である。二次隔離弁が使用できない場合には動弁操作設備の作設備にて原子炉建屋内の原子炉区域外より遠隔操作することにより，重 二次隔離弁バイパス弁を原子炉建屋の二次格納施設外より人力にて操作す
追加，二次隔離大事故等の環境下においても確実に操作が可能な設計とする。さらに，一次 ることも可能である。
弁バイパス弁の隔離弁（サプレッション・チェンバ側又はドライウェル側）,二次隔離弁について
電動化）
は電源が復旧することにより，中央制御室でも遠隔操作可能である。二次隔離弁が使用できない場合には二次隔離弁バイパス弁を遠隔手動弁操作設備により，原子炉建屋内の原子炉区域外より人力にて遠隔操作することも可能である。なお，二次隔離弁バイパス弁についても，電源が復旧することにより，中央制御室でも遠隔操作可能である。表3.7-4に操作対象機器を示
す。

9/33

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No.

35

章番号

3.7.2.1.3.1

ページ番号

添 3.7-12

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

また，流路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 また，流路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 の妨げにならないよう，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裂することで操作が不要な設計とする。
い圧力で破裂する設計とする。そのため，想定される重大事故等時の環境下においても，確実に操作をすることが可能である。

変更理由

⑤

10/33

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No.

章番号

ページ番号

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由

表3.7-4 操作対象機器
機器名称

操作方法

－

－

よう素フィルタ－－－

ラプチャーディスク

閉止→破裂

－

一次隔離弁
（サプレッション・チェン
バ側）

弁閉→弁開

二次隔離弁

3.7.2.1.3.1

操作場所

－

一次隔離弁
（ドライウェル側）

36

状態の変
化

フィルタ装置フィルタ装置入口弁

手動操作（遠隔手動弁操作設
備）

弁閉→弁開

原子炉建屋地下1階（原子炉建屋内の原子
炉区域外）
中央制御室

手動操作
（遠隔空気駆動弁操
作設備）
スイッチ操作弁閉→弁開

原子炉建屋地上2階（原子炉建屋内の原子炉区域外）
原子炉建屋地上2階（原子炉建屋内の原子
炉区域外）
中央制御室

手動操作
（遠隔手動弁操作設
備）
手動操作（遠隔空気駆動弁操
作設備）
スイッチ操作弁閉→弁開

原子炉建屋地上3階（原子炉建屋内の原子
炉区域外）
中央制御室

手動操作
（遠隔手動弁操作設
備）
スイッチ操作

原子炉建屋地上3階（原子炉建屋内の原子
炉区域外）

手動操作
（遠隔手動弁操作設
備）

中央制御室

弁閉確認

中央制御室

手動操作※1（遠隔手動弁操作設
備）
手動操作※1（遠隔空気駆動弁操
作設備）
手動操作※1（遠隔手動弁操作設
備）
手動操作※1（遠隔空気駆動弁操
作設備）
スイッチ操作※2

弁閉確認

中央制御室

手動操作※3

弁開確認

原子炉建屋地上3階

耐圧強化ベント弁

弁閉確認

中央制御室

原子炉建屋地上3階

換気空調系
第一隔離弁
換気空調系
第二隔離弁

スイッチ操作

原子炉建屋地下1階（原子炉建屋内の原子炉区域外）

添 3.7-13
二次隔離弁バイパス弁

－
中央制御室

①（遠隔空気駆動弁操作設備の追加，二次隔離弁バイパス弁の電動化，一次隔離弁の中操操作化）

11/33

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No.

章番号

ページ番号

37

3.7.2.1.3.1

添 3.7-14

38

3.7.2.1.3.1

添 3.7-14

39

3.7.2.1.3.1

添 3.7-1440

41

3.7.2.1.3.1

3.7.2.1.3.1

添 3.7-14

添 3.7-15

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

※1 中央制御室にてランプ確認を行う。
※1 中央制御室にてランプ確認を行う。
全閉若しくは全開でないことが確認された場合は，原子炉建屋内の原子
全閉もしくは全開でないことが確認された場合は，二次格納施設外より遠 ①（遠隔空気駆
炉区域外より遠隔手動弁操作設備若しくは遠隔空気駆動弁操作設備を用い 隔手動弁操作設備を用いて操作を行う。
動弁操作設備のて操作を行う。
追加）
よう素フィルタについては，発電用原子炉の停止中にマンホールを開放して内部構造物の外観検査が可能であることに加え，内部に設置されている吸着材試験片（銀ゼオライト）を用いてよう素除去性能試験が可能な設計とする。
ラプチャーディスクについては，発電用原子炉の停止中にホルダーから取外
して定期的に取替えが可能な設計とする。

よう素フィルタについては，マンホールを開放して内部構造物の外観検査が可能であることに加え，内部に設置されている吸着材試験片（銀ゼオライト）を用いてよう素除去性能試験を実施可能な設計とする。
ラプチャーディスクについては，ホルダーから取外して定期的に取替可能な設計とする。

また，格納容器圧力逃がし装置において原子炉格納容器から放出口までの また，発電用原子炉の停止中に，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側並
ラインを構成する電動弁及び空気作動弁については，表3.7-5に示すように びにドライウェル側），二次隔離弁，二次隔離弁バイパス弁並びにフィルタ装
発電用原子炉の停止中に機能・性能試験及び弁動作試験が可能な設計と 置入口弁については弁開閉試験を実施し，さらに格納容器圧力逃がし装置
する。発電用原子炉の運転中については，弁の開閉試験により系統内に封 の主配管は漏えいの有無の確認を実施することで，機能・性能試験が可能
入されている窒素が外部に排出されることを防止するため，開閉試験は実施 な設計とする。
しない。また，機能性能試験として，格納容器圧力逃がし装置の主配管は漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
本系統を使用する際には，流路に接続される弁（一次隔離弁（サプレッショ
本系統を使用する際には，流路に接続される弁（一次隔離弁（サプレッショ
ン・チェンバ側又はドライウェル側）並びに二次隔離弁）を電源喪失時におい ン・チェンバ側又はドライウェル側）並びに二次隔離弁）を電源喪失時においても遠隔手動弁操作設備にて原子炉建屋内の原子炉区域外より人力にて ても遠隔手動弁操作設備にて原子炉建屋の二次格納施設外より人力にて遠隔操作することにより，排気ガスをフィルタ装置及びよう素フィルタに導くこ 開操作することにより，排気ガスをフィルタ装置及びよう素フィルタに導くこととが可能である。また，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側又はドライが可能である。また，二次隔離弁については電源が復旧することにより，中ウェル側），フィルタ装置入口弁，耐圧強化ベント弁については,遠隔空気駆 央制御室でも遠隔操作可能である。二次隔離弁が使用できない場合には二動弁操作用ボンベ及び遠隔空気駆動弁操作設備にて原子炉建屋内の原子 次隔離弁バイパス弁を原子炉建屋の二次格納施設外より人力にて操作する
炉区域外より遠隔操作可能である。さらに，一次隔離弁（サプレッション・チェ ことも可能である。
ンバ側又はドライウェル側），二次隔離弁については電源が復旧することにより，中央制御室でも遠隔操作可能である。二次隔離弁が使用できない場合には二次隔離弁バイパス弁を遠隔手動弁操作設備により原子炉建屋内の原子炉区域外より人力にて操作することも可能である。二次隔離弁バイパス
弁は，電源が復旧することにより，中央制御室でも遠隔操作可能である。

⑤⑤①（遠隔空気駆動弁操作設備の追加）⑤①（遠隔空気駆動弁操作設備の追加，二次隔離弁バイパス弁の
電動化）

12/33

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

変更前

変更理由
経過時間（分）経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

60

50

70

備考

80

10

手順の項目

減圧及び除熱開始 40分

要員（数）

20

30

電源を 復旧しながら

42

3.7.2.1.3.1

70

備考

80

減圧及び除熱開始 70分

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

系統構成を 行う。

格納容器ベン ト開始

移動，系統構成

2

系統構成

2

電源を 復旧しながら系統構成を 行う。

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（W/Wベント）

移動，電源確保

現場運転員Ｃ，Ｄ

6050

通信手段確保、電源確認

系統構成

2

40

要員（数）

通信連絡設備準備，電源確認

中央制御室運転員Ａ，Ｂ
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（W/Wベントの場合）③評価進捗による変更・修正

移動、電源確保

現場運転員Ｃ，Ｄ

Ｗ／Ｗベン ト弁 遠隔手動弁操作設備によ る 開操作

2

Ｗ／Ｗベン ト弁 遠隔手動弁操作設備によ る 全開状態の保持操作

添 3.7-16

経過時間（分）10

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

10

0

20

30

40

50

35分 系統構成完了

要員（数）

60

70

80

20

30

40

10

0

20

30

40

備考

60

50

⑤

備考

手順の項目

減圧及び除熱開始 70分

35分 系統構成完了

要員（数）減圧及び除熱開始 55分
通信手段確保，弁状態及び監視計器指示の確認

通信連絡設備準備，弁状態及び監視計器指示の確認

中央制御室運転員Ａ，Ｂ
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(現場操作)（W/Wベントの場合）

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

2

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(現場操作)（W/Wベント）

移動，系統構成

現場運転員Ｃ，Ｄ

2

現場運転員Ｅ，Ｆ

2

W/Wベン ト弁 遠隔手動弁操作設備によ る 開操作

2

移動・系統構成

現場運転員Ｃ，Ｄ

2

現場運転員Ｅ，Ｆ

2

W/Wベン ト弁 遠隔手動弁操作設備によ る 開操作

移動，系統構成

移動・系統構成

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

60

50

70

経過時間（分）

備考

80

10

20

30

40

手順の項目

60

50

減圧及び除熱開始 40分

要員（数）

70

80

備考

減圧及び除熱開始 70分

要員（数）通信連絡設備準備，電源確認

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

通信手段確保、電源確認

系統構成

2

電源を 復旧しながら系統構成を 行う。

格納容器ベン ト開始

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（D/Wベントの場合）

移動，電源確保

現場運転員Ｃ，Ｄ

43

3.7.2.1.3.1

移動，系統構成

2

Ｗ／Ｗベン ト弁 遠隔手動弁操作設備によ る 全開状態の保持操作

添 3.7-16
20

30

40

0

10

20

Ｄ／Ｗベン ト弁 遠隔手動弁操作設備によ る 開操作

2

40

50

60

70

80

備考

10

減圧及び除熱開始 70分

手順の項目

20

44

45

3.7.2.1.3.1

3.7.2.1.3.1

添 3.7-17

添 3.7-17

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

2

現場運転員Ｃ，Ｄ

2

現場運転員Ｅ，Ｆ

2

W/Wベン ト弁 遠隔手動弁操作設備によ る 開操作
移動，系統構成

40

0

10

⑤
20

30

40

50

60

備考

減圧及び除熱開始 55分
通信手段確保，弁状態及び監視計器指示の確認

中央制御室運転員Ａ，Ｂ
移動，系統構成30

35分 系統構成完了

要員（数）

通信連絡設備準備，弁状態及び監視計器指示の確認

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(現場操作)（D/Wベントの場合）

電源を 復旧しながら系統構成を 行う。

移動、電源確保

経過時間（分）30

35分 系統構成完了

要員（数）

系統構成

2

現場運転員Ｃ，Ｄ

経過時間（分）10

手順の項目

中央制御室運転員Ａ，Ｂ
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（D/Wベント）

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(現場操作)（D/Wベント）2

移動・系統構成

現場運転員Ｃ，Ｄ

2

現場運転員Ｅ，Ｆ

2

D/Wベン ト弁 遠隔手動弁操作設備によ る 開操作
移動・系統構成

格納容器圧力逃がし装置は，不活性ガス系，非常用ガス処理系及び耐圧強 格納容器圧力逃がし装置には，排気経路に非常用ガス処理系，換気空調系
化ベント系が接続されている。
並びに耐圧強化ベント系が接続されている。
通常時に使用する系統としては表3.7-6のとおり，不活性ガス系及び非常用 －ガス処理系があるが，二次隔離弁，二次隔離弁バイパス弁及び耐圧強化ベ
ント弁を閉状態とすることでこれらの系統とは隔離され，悪影響を防止する。
一方で，重大事故等時において格納容器圧力逃がし装置を使用する際に，排出経路を構成するための隔離境界箇所は，表3.7-7のとおりである。

⑤

⑤

13/33

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

46

3.7.2.1.3.1

添 3.7-1747

3.7.2.1.3.1

添 3.7-17

変更後

表 3.7-6
不活性ガス系

3.7.2.1.3.1

変更前

非常用ガス処理系（非常用ガス処理系排風機入口側），及び原子炉区域・非常用ガス処理系と換気空調系との接続箇所は，一次隔離弁と二次隔離弁
タービン区域換気空調系との接続箇所は，一次隔離弁と二次隔離弁の間と の間となっている。それぞれの系統を隔離する弁は各2弁ずつ設置する。こなっており，それぞれの系統を隔離する弁は直列に各2弁ずつ設置してあれらのうち格納容器圧力逃がし装置から1つ目の弁（一次隔離弁）は通常時る。これらのうち格納容器圧力逃がし装置から1つ目の弁（一次隔離弁）は通 閉，電源喪失時にはフェイルクローズにより閉となる空気駆動弁である。ま常時閉，電源喪失時にはフェイルクローズにより閉となる空気作動弁であた，2つ目の弁（二次隔離弁）は通常時閉の手動弁である。
る。
以上のことから，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 以上のことから，格納容器圧力逃がし装置と他の系統及び機器を隔離する
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 弁は表3.7-6に示すように直列で二重に設置し，格納容器圧力逃がし装置と構成とすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，格納容 他の系統・機器を確実に隔離することで，悪影響を及ぼさない。
器圧力逃がし装置は，重大事故等時の排出経路と他の系統及び機器との間に表3.7-7に示すように隔離弁を直列に2弁設置し，格納容器圧力逃がし装置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。
－
取合系統

48

③評価進捗による変更・修正

添 3.7-18
非常用ガス処理系

変更理由

⑤

⑤

他系統との隔離弁（通常時）
系統隔離弁

駆動方式

動作

二次隔離弁

電動駆動

通常時閉

二次隔離弁バイパス弁

電動駆動

通常時閉

耐圧強化ベント弁

空気駆動

通常時閉

①（二次隔離弁
バイパス弁の電動化）

電源喪失時閉49

3.7.2.1.3.1

添

3.718,19

格納容器圧力逃がし装置の系統構成に操作が必要な機器の設置場所，操 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については，当作場所を表3.7-8に示す。このうち，格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置 該系統を使用した際に放射線量が高くなることから，約1.3m厚さのコンクリー
及びよう素フィルタについては，当該系統を使用した際に放射線量が高くなる ト製のフィルタベント遮蔽壁の中に設置することにより，重大事故等対処設備
ことから，約1.3m厚さのコンクリート製のフィルタベント遮蔽壁の中に設置する の操作及び復旧作業に影響を及ぼさないものとする。また，フィルタ装置へことにより，重大事故等対処設備の操作及び復旧作業に影響を及ぼさない 接続する屋外配管についても，同様に高放射線量となることから，機器の周設計とする。また，フィルタ装置へ接続する屋外配管についても，同様に放射 囲に鉄板遮蔽を設置している。
線量が高くなることから，機器の周囲に鉄板遮蔽を設置する。

⑤

14/33

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

－

50

3.7.2.1.3.1

添 3.7-1951

3.7.2.1.3.1

添 3.7-19

また，当該系統を使用する際に操作が必要な機器の設置場所，操作場所を
表3.7-7に示す。このうち，中央制御室で操作をする機器は，操作位置の放射線量が高くなる恐れが少ないため，操作可能である。一方，現場にて操作を実施する機器のうち，原子炉建屋内に設置の機器については，操作場所
を放射線量が高くなる恐れが少ない二次格納施設外としているため，操作可能である（二次格納施設外であっても，二次格納施設内の高線量配管の影
響により放射線量が高くなる恐れのある場所においては，現場での被ばく線量率を評価した上で，追加で遮蔽体を設置する等の対策を行う）。また，現場にて操作を実施する機器のうち，屋外に設置の機器については，格納容器
圧力逃がし装置使用時に高線量となるフィルタ装置，よう素フィルタ，配管，機器の周囲には遮蔽体を設置し，現場の放射線量を低減させるため，操作可能である。
格納容器圧力逃がし装置を使用する際に操作が必要な隔離弁については， －排気ガスに含まれる放射性物質により，当該弁に直接近接して操作を 行う
ことは困難であるため，中央制御室又は離れた場所から遠隔操作が可能な設計とする。また，原子炉建屋原子炉区域内に設置されている高線量配管に対して原子炉建屋原子炉区域壁厚さが足りないため，遮蔽効果が不十分である場合は，操作場所 での被ばく線量率を評価した上で，追加で遮蔽体を設置する。

変更理由

⑤

⑤

15/33

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

52

章番号

3.7.2.1.3.1

ページ番号

添 3.7-19

変更後

変更前③評価進捗による変更・修正

変更理由①（遠隔空気駆動
弁操作設備の追加，二次隔離弁
バイパス弁の電動化，一次隔離弁の中操操作化）⑤

16/33

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

53

章番号

3.7.2.1.3.2

ページ番号

添 3.7-20

54

3.7.2.1.3.2

添 3.7-20

55

3.7.2.1.3.2

添 3.7-20

56

3.7.2.1.3.2

添 3.7-20

57

3.7.2.1.3.2

添 3.7-20

58

3.7.2.1.3.2

添 3.7-21③評価進捗による変更・修正

変更後

変更前

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の設計流量については，想定される重大事故等時において原子炉格納容器内で発生する蒸気量に対して，排出可能な蒸気量を大きくすることで，原子炉格納容器を減圧するために十分な排出流量を有する設計とする。

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の設計流量については，重大事故等時に原子炉格納容器内で発生する蒸気量よりも，排出可能な蒸気量を大きくすることで，原子炉格納容器を減圧するために十分な容量を有する設計とする。

スクラバ水位については，想定される重大事故シナリオにおいて，フィルタ装 スクラバ水位については，想定される重大事故シナリオにおいて，フィルタ装置の粒子状放射性物質に対する除去効率が金属フィルタと組み合わせて置のエアロゾルに対する除去効率が金属フィルタと組み合わせて99.9%以上
99.9%以上確保可能な水位とする。また，当該系統を使用した際に，系統内で 確保可能な水位とする。また，当該系統を使用した際に，系統内で蒸気凝縮
蒸気凝縮によってスクラバ水位が機能喪失となるまで上昇しないよう，ドレン によってスクラバ水位が機能喪失となるまで上昇しないよう，ドレン移送ポン
移送ポンプを用いて間欠的にスクラバ水をサプレッション・チェンバへ排水プを用いて間欠的にスクラバ水をサプレッション・チェンバへ移送することで，し，さらに薬液注入によるスクラバ水のpH値の調整をすることで，フィルタ装 フィルタ装置を長期間使用可能な設計とする。
置を長期間使用することが可能な設計とする。
スクラバ水の待機時の薬液添加濃度については，想定される重大事故等時 スクラバ水待機時薬液添加濃度については，想定されるスクラバ水pH低下のスクラバ水pH値の低下を考慮しても，無機よう素に対する除去効率が要因に対しても，無機よう素に対する除去効率を99.9%以上確保可能なpH
99.9%以上確保できるpH 以上を維持可能な添加濃度とする。
以上を保持可能な添加濃度とする。

変更理由

⑤

⑤

⑤

フィルタ装置の金属フィルタの許容エアロゾル量については，想定される重大 金属フィルタ許容エアロゾル量については，想定される重大事故シナリオに
事故シナリオにおいて当該系統を使用した際に，金属フィルタへ流入するエ おいて当該系統を使用した際に，金属フィルタへ流入するエアロゾル量を算⑤
アロゾル量を算定し，金属フィルタの閉塞が生じないだけの十分な容量を有 定し，金属フィルタの閉塞が生じないだけの十分な容量を有する設計とする。
する設計とする。
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
よう素フィルタの銀ゼオライト吸着層は十分は有効面積と層厚さを有し，吸着て，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吸着層と排 層と排気ガスとの接触時間を十分に確保することにより，有機よう素に対す⑤
気ガスとの接触時間を十分に確保できる吸着層厚さ及び有効面積を有する る除去効率が98%以上となる設計とする。
設計とする。
格納容器圧力逃がし装置は重大事故緩和設備であり，代替する設計基準 格納容器圧力逃がし装置は，設置許可基準規則第50条においては重大事
事故対処設備はないものと整理するが,原子炉格納容器の過圧破損防止の 故緩和設備であり，代替する設計基準事故対処設備はないものと整理する
同一目的である代替循環冷却系に対して共通要因によって同時に機能を損 が，代替機能を持つ重大事故等対処設備である代替格納容器圧力逃がし装
なわないよう，原理の異なる冷却及び原子炉格納容器の減圧手段を用いる 置に対して多重性，独立性及び位置的分散を図ったものとする。また，代替②（代替循環冷ことで多様性を有する設計とする。また，非常用交流電源設備（非常用ディー 循環冷却系に対しても多重性，独立性及び位置的分散を図るとともに，駆動 却系設置に伴う
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（第一ガスター 方式，ヒートシンクについて多様性を有した設計とする。
代替格納容器圧
ビン発電機）又は可搬型代替交流電源設備（電源車）からの給電により駆動
力逃がし装置のできる設計とする。
記載削除による
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
修正）
チャー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⑤
ション・チェンバは原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的分散を図る設計とする。

17/33

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後
章全体を削除

59－

60

3.7.2.2.1

61

3.7.2.2.1

添

63

64

3.7.2.2.1

3.7.2.2.1

3.7.2.2.1

変更前
3.7.2.2 代替格納容器圧力逃がし装置－

添 3.7-22

添 3.7-22

代替循環冷却系は，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ことを目的として使用する。
代替循環冷却系は，サプレッション・チェンバのプール水を復水移送ポンプに 代替循環冷却系は，サプレッション・チェンバを水源とし，復水移送ポンプにより原子炉圧力容器又は原子炉格納容器下部へ注水及び原子炉格納容器 より原子炉圧力容器への注水及び格納容器スプレイを行うとともに，代替原内へスプレイするとともに，代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び 子炉補機冷却系である可搬型の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交
大容量送水車（熱交換器ユニット用）を用いて除熱することで，発電用原子炉 換器ユニット用）を用いて除熱することで，原子炉の循環冷却を行うことを目の循環冷却を行うことができる設計とする。
的に設ける系統である。
－

62③評価進捗による変更・修正

添 3.7-22

添 3.7-22

添 3.7-22

本系統は，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器を直接冷却する冷却水が流れる一次側の代替循環冷却系，及び一次側で除熱した熱を残留熱除去系
熱交換器を介して最終ヒートシンクである海水へ移送する二次側の代替原子炉補機冷却系で構成される。

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，電源設備－（常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，代替所内電気設備），
計測制御装置及び，水源であるサプレッション・チェンバ，流路である復水補
給水系，高圧炉心注水系の配管及び弁，給水系の配管，弁及びスパー
ジャ，残留熱除去系の配管，弁及びストレーナ並びに格納容器スプレイ・ヘッ
ダ，注水先である原子炉圧力容器及び原子炉格納容器から構成される。
サプレッション・チェンバのプール水は，残留熱除去系の配管及び熱交換器 一次側の系統構成としては，サプレッション・チェンバから，残留熱除去系のを通り，高圧炉心注水系及び復水補給水系の配管を経て，復水移送ポンプ 配管及び熱交換器を通り，高圧炉心注水系の配管を経て，復水移送ポンプに供給される。復水移送ポンプにより昇圧された系統水は，復水補給水系及 に供給される。復水移送ポンプにより昇圧された系統水は，復水補給水系配び残留熱除去系の配管を通り，原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納 管，残留熱除去系配管を通り，原子炉圧力容器への注水及び格納容器スプ
容器内へのスプレイに使用される。また，原子炉圧力容器への注水ができ レイに使用される。また，原子炉圧力容器への注水ができず，原子炉圧力容ず，原子炉圧力容器の破損を判断した場合は，原子炉格納容器下部への注 器の破損を判断した場合は，原子炉格納容器下部への注水及び格納容器
水及び原子炉格納容器内へのスプレイを行うことも可能とする。
スプレイを行うことも可能とする。

変更理由②（代替循環冷
却系設置に伴う代替格納容器圧
力逃がし装置の記載削除による
修正）
⑤

⑤

⑤

⑤

⑤

18/33

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

65

3.7.2.2.1

添 3.7-22

66

3.7.2.2.1

添 3.7-22

67

3.7.2.2.1

添 3.7-22

変更後

3.7.2.2.1

添 3.7-22

変更前

原子炉圧力容器に注水された系統水は，原子炉圧力容器や原子炉格納容 原子炉圧力容器及び原子炉格納容器内に注水された系統水は，原子炉圧器内配管の破断口等から流出し，原子炉格納容器内へスプレイされた系統 力容器や原子炉格納容器内配管の破断口等からダイヤフラムフロア，ペデ
水とともにダイヤフラムフロア，ペデスタルを経て，格納容器ベント管に設けら スタルを経て，ベント管に設けられている連通孔からサプレッション・チェンバれている連通孔からサプレッション・チェンバに戻ることにより，循環冷却ライ に流出することにより，循環冷却ラインを形成する。
ンを形成する。
なお，重大事故等時における想定として，非常用炉心冷却系等の設計基準 なお，重大事故等における想定として，非常用炉心冷却系等の設計基準事
事故対処設備に属する動的機器は，機能を喪失していることが前提条件と 故対処設備に属する動的機器は，機能を喪失していることが前提条件となっなっていることから，本系統は，全交流動力電源喪失した場合でも，常設代 ていることから，本系統は，全交流動力電源喪失した場合でも，発電所構内
替交流電源設備（第一ガスタービン発電機）又は可搬型代替交流電源設備 の高台に設置した常設代替交流電源設備からの給電により駆動が可能とな（電源車）から代替所内電気設備を経由して給電することにより駆動が可能 る設計としている。
な設計としている。
前述のとおり，本系統はサプレッション・チェンバを水源として，原子炉圧力容 前述の通り，本系統はサプレッション・チェンバを水源として，原子炉圧力容器又は原子炉格納容器下部への注水及び原子炉格納容器内へのスプレイ 器へ注水及び格納容器スプレイ，又は原子炉格納容器下部への注水及びに使用する系統であるが，重大事故等時におけるサプレッション・チェンバの 格納容器スプレイとして使用する系統であるが，重大事故等時におけるサプ
水温は100℃を超える状況が想定され，高温水を用いて原子炉圧力容器又 レッション・チェンバの水温は100℃を超える状況が想定され，高温水を用いは原子炉格納容器下部への注水及び原子炉格納容器内へのスプレイをて原子炉圧力容器又は原子炉格納容器へ注水を行った場合，原子炉格納行った場合，原子炉格納容器に対して更なる過圧の要因となり得る。このた 容器に対して更なる過圧の要因となり得る。このため，代替循環冷却系を行め，代替循環冷却系を行う場合は，代替原子炉補機冷却系からの冷却水の うには，代替原子炉補機冷却系からの冷却水の供給により，残留熱除去系
供給により，残留熱除去系熱交換器を介した冷却機能を確保する。
熱交換器を介した冷却機能を確保する。
－

68③評価進捗による変更・修正

代替原子炉補機冷却系の系統構成について，熱交換器ユニットの淡水側は，代替原子炉補機冷却水ポンプにより，大容量送水車（熱交換器ユニット用）を用いて除熱された水をタービン建屋に設置された接続口を介して原子炉補機冷却系に送水し，残留熱除去系熱交換器で熱交換を行う系統設計とする。熱交換した後の水は，原子炉補機冷却系から接続口及びホースを介し，熱交換器ユニットに戻る構成とし，熱交換器で除熱した水は再び原子炉
補機冷却系を通じて残留熱除去系熱交換器に送水される。
一方で，熱交換器ユニットの海水側としては，熱交換器ユニットと大容量送水車（熱交換器ユニット用）を含む海水側配管は，ホースを接続することで流路を構成できる設計とする。また，熱交換器ユニットの淡水側配管については，
ホースを熱交換器ユニットと建屋の接続口に接続することで流路を構成できる設計とする。

変更理由

⑤

⑤

⑤

⑤

19/33

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

69

章番号

3.7.2.2.1

ページ番号

添 3.7-23

変更後
代替循環冷却系で使用する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た熱交換器ユニット，大容量送水車（熱交換器ユニット用），電源設備（可搬型代替交流電源設備），計測制御装置，及び流路である原子炉補機冷却系の配管及び弁，ホース，海水貯留堰，スク
リーン室，取水路，並びに燃料補給設備である軽油タンク，タンクローリ（4kL）等から構成される。
熱交換器ユニットは，海水を冷却源としたプレート式熱交換器と代替原子炉
補機冷却水ポンプで構成され，移動可能とするために熱交換器及び代替原
子炉補機冷却水ポンプは車両に搭載する設計とする。
大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，海を水源とし，熱交換器ユニットの熱交換器に送水することで，熱交換後の海水を海へ排水する。また，熱交換器ユニットの海水側配管及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）の異物混入による機能低下を防ぐために，代替原子炉補機冷却海水ストレーナを設置する。
代替原子炉補機冷却系は，熱交換器ユニットの淡水側において，残留熱除去系熱交換器で熱交換を行った系統水を熱交換器ユニットにより冷却及び送水し，再び残留熱除去系熱交換器で熱交換を行う循環冷却ラインを形成
し，熱交換器ユニットの海水側において，大容量送水車（熱交換器ユニット用）により海水を取水し，熱交換器ユニットに送水することで淡水側との熱交換を行い，熱交換後の系統水を海へ排水する。ここで，熱交換器ユニットの淡水側は，ホースを熱交換器ユニットとタービン建屋の接続口に接続することで流路を構成し，熱交換器ユニットの海水側は，熱交換器ユニット，大容量送水車（熱交換器ユニット用）等をホースで接続することで流路を構成する設計とする。
大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，ディーゼルエンジンにより駆動できる設計とし，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。
本系統は，現場での弁操作により系統構成を行った後，熱交換器ユニットに搭載された代替原子炉補機冷却水ポンプの操作スイッチ及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）の車両に搭載された操作スイッチにより，現場での手動操作によって運転を行うものである。

変更前③評価進捗による変更・修正

変更理由

⑤

20/33

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

70

3.7.2.2.1

添

71

3.7.2.2.1

添 3.7-26

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

3.725,26

変更理由⑤※1： 水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備 ※1： 水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備」（設置許可基準規則第56条に対する設計方針を示す章）」で示す。
で示す。

⑤

21/33

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

72

73

章番号

3.7.2.2.2

3.7.2.2.2

ページ番号

添 3.7-27

添 3.7-27

変更後(1) 復水移送ポンプ
種類 ：うず巻形
容量 ：125m3/h/台
全揚程 ：85m
最高使用圧力 ：1.37MPa[gage]
1.7MPa[gage]（重大事故等時における使用時の値）
最高使用温度 ：66℃
85℃（重大事故等時における使用時の値）
個数 ：2（予備1）
取付箇所 ：廃棄物処理建屋地下3階
原動機出力 ：55kW(2) 残留熱除去系熱交換器
容量：約8.1MW
伝熱面積
：約
m2
個数
：1

③評価進捗による変更・修正

変更前(1) 復水移送ポンプ
種類 ：うず巻形
容量 ：125m3/h/台
揚程 ：85m
最高使用圧力 ：1.37MPa[gage]
1.7MPa（重大事故等時における使用時の値）
最高使用温度 ：66℃
85℃（重大事故等時における使用時の値）
個数 ：2（予備1）
取付箇所 ：廃棄物処理建屋地下3階(2) 残留熱除去系 熱交換器
容量
：約8MW
伝熱面積
：約
m2
個数
：1

変更理由

⑤

⑤

22/33

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後
(3) 熱交換器ユニット（6号及び7号炉共用）
個数：4式（予備1）
最高使用圧力 ：淡水側1.37MPa[gage]／海水側1.4MPa[gage]
最高使用温度 ：淡水側70又は90℃／海水側80又は50℃
淡水側70又は90℃／海水側80又は40℃
設置場所：屋外又はタービン建屋
保管場所：荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所
熱交換器
伝熱容量
伝熱面積

74

75

3.7.2.2.2

3.7.2.2.2

添 3.7-27

添 3.7-28：約23 MW/式（海水温度30℃において）
：約
m2/式
約
m2/式

代替原子炉補機冷却水ポンプ
種類
：うず巻形
容量
：300 m3/h/台
600 m3/h/台
全揚程：75m
最高使用圧力 ：1.37MPa[gage]
最高使用温度 ：70℃
原動機出力：110kW
200kW
個数
：2
1
(4) 大容量送水車（熱交換器ユニット用）（6号及び7号炉共用）
種類
：うず巻形
容量
：900m3/h/台
吐出圧力：1.25MPa[gage]
最高使用圧力 ：1.3MPa[gage]
最高使用温度 ：60℃
原動機出力
：
kW
個数
：4（予備1）
設置場所
：屋外
保管場所
：荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所③評価進捗による変更・修正

変更前(3) 熱交換器ユニット（6号及び7号炉共用）
容量：約23 MW/式（海水温度30℃において）
伝熱面積
：約
m2/式
約
m2/式
最高使用圧力 ：淡水側1.37MPa[gage]／海水側 1.4MPa[gage]
最高使用温度 ：淡水側70又は90℃／海水側80又は50℃
淡水側70又は90℃／海水側80又は40℃
使用箇所
：屋外
保管場所
：荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所
個数
：3※1
1※1
※1 6号及び7号炉の必要数はそれぞれ2とする。

変更理由

⑤

代替原子炉補機冷却水ポンプ
種類
：うず巻形
容量
：300 m3/h/台
600 m3/h/台
揚程：75m
最高使用圧力 ：1.37MPa[gage]
最高使用温度 ：70℃
原動機出力：110kW
200kW
個数
：2
1
(4) 大容量送水車（熱交換器ユニット用）（6号及び7号炉共用）
種類
：うず巻形
容量
：900m3/h/台
吐出圧力：1.25MPa
最高使用圧力 ：1.3MPa[gage]
最高使用温度 ：60℃
原動機出力
：
kW
個数
：4※1
使用箇所
：屋外
保管場所
：荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所※1 6号及び7号炉の必要数はそれぞれ2とする。

⑤

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まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

76

3.7.2.2.3.1

添 3.7-29

77

3.7.2.2.3.1

添 3.7-29

78

3.7.2.2.3.1

添 3.7-29

79

3.7.2.2.3.1

添 3.7-29

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

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 復水移送ポンプの操作は，中央制御室の操作スイッチから遠隔操作可能なの操作スイッチから可能な設計とする。
設計とする。
代替循環冷却系で使用する代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニットは， 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
屋外の荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所に保管し，重大事故 ニット用）は，屋外の荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所に保管
等時にタービン建屋の接続口付近の屋外又はタービン建屋内に設置する設 し，重大事故等時にタービン建屋の接続口付近の屋外に設置する設備であ
備であり，代替原子炉補機冷却系の大容量送水車（熱交換器ユニット用）ることから，想定される重大事故等時における，屋外の環境条件及び荷重条は，屋外の荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所に保管し，重大事 件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，以下の表3.7-16に
故等時に取水路付近の屋外に設置する設備であることから，想定される重 示す設計とする。
大事故等時における屋外の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，以下の表3.7-11に示す設計とする。
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）の操作は，想定さ 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）の操作は，熱交れる重大事故等時において，熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器 換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）に付属する操作スイッユニット用）に付属の操作スイッチにより，設置場所から可能な設計とする。 チにより，想定される重大事故等時において，設置場所から操作可能な設計
風（台風）による荷重については，転倒しないことの確認を行っているが，詳 とする。風（台風）による荷重については，転倒しないことの確認を行っている
細評価により転倒する結果となった場合は，転倒防止措置を講じる。積雪の が，詳細評価により転倒する結果となった場合は，転倒防止措置を講じる。
影響については，適切に除雪する運用とする。また，降水及び凍結により機 積雪の影響については，適切に除雪する運用とする。また，降水及び凍結に能を損なわないよう防水対策を行うとともに，凍結対策を行う。さらに，使用 より機能を損なわないよう防水対策を行うと共に，凍結対策を行う。更に，使時に海水を通水する熱交換器ユニット内の一部，及び大容量送水車（熱交換 用時に海水を通水する熱交換器ユニット内の一部，及び大容量送水車（熱交器ユニット用）は，海水の影響を考慮した設計とし，ストレーナを設置すること 換器ユニット用）は，海水の影響を考慮した設計とし，ストレーナを設置するこで異物の流入を防止を考慮した設計とする。
とで異物の流入を防止する設計とする。
また，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

変更理由
⑤

⑤

⑤

⑤

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まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

変更前
表 3.7-16

表 3.7-11 想定する環境条件及び荷重条件（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））
環境条件等

屋外の天候による影 降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水響対策及び凍結対策を行える設計とする。

80

3.7.2.2.3.1

添 3.7-30

82

83

3.7.2.2.3.1

3.7.2.2.3.1

3.7.2.2.3.1

添 3.7-31

添 3.7-31

添 3.7-31

想定する環境条件及び荷重条件

環境条件等

対応

温度・圧力・湿度・放 屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線条件に耐射線えられる性能を確認した機器を使用する。
屋外の天候による影 降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水響対策及び凍結対策を行える設計とする。

海水を通水する系統 使用時に海水を通水する機器については，海水の影響を

海水を通水する系統 使用時に海水を通水する機器については，海水の影響をへの影響考慮した設計とする。

への影響考慮した設計とする。

地震

適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷しないことを確認し，治具や輪留め等により転倒防止対

地震

適切な地震荷重との組合せを考慮した上で機器が損傷

風（台風）
・積雪

屋外で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないことを評価により確認する。

風（台風）
・積雪

電磁的障害

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。

屋外で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないことを評価により確認する。

電磁的障害

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。

代替循環冷却系で使用する復水移送ポンプの起動は，中央制御室の操作ス 代替循環冷却系の復水移送ポンプの起動及び系統構成に必要な弁は，中イッチにより操作が可能な設計とする。また，系統構成に必要な弁操作は， 央制御室及び廃棄物処理建屋内で操作する。
中央制御室若しくは離れた場所での操作スイッチによる操作又は設置場所 復水移送ポンプの起動は，中央制御室において，操作盤上での操作が可能
での手動操作が可能な設計とする。中央制御室の操作スイッチを操作する な設計とする。また，系統構成に必要な弁操作は，中央制御室又は現場でにあたり，運転員のアクセス性，操作性を考慮して十分な操作空間を確保す の手動操作が可能な設計とする。中央制御室の操作スイッチを操作するにる。また，操作対象については銘板をつけることで識別可能とし，運転員の あたり，運転員のアクセス性，操作性を考慮して十分な操作空間を確保す
操作及び監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。想定される重大事 る。また，操作対象については銘板をつけることで識別可能とし，運転員の故等時の環境条件（被ばく影響）を考慮し，確実に操作が可能な設計とする。 操作及び監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。想定される重大事
故等時の環境条件（被ばく影響）を考慮し，確実に操作できる設計とする。
代替循環冷却系で使用する代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニットは， 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
タービン建屋外部に設置している接続口又はタービン建屋内まで屋外のアク ニット用）は，タービン建屋外部に設置している接続口まで車両による運搬が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，車両による運搬が 可能な設計とする。また設置場所であるタービン建屋脇にて輪留めによる固可能な設計とする。また，設置場所であるタービン建屋脇又はタービン建屋 定等が可能な設計とする。
内にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。
代替循環冷却系で使用する代替原子炉補機冷却系の大容量送水車（熱交 －換器ユニット用）は，取水路付近まで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，車両による運搬が可能な設計とする。また，設置場所であるタービン建屋脇にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。

⑤

しないことを確認し，治具や輪留め等により転倒防止対
策を行う。

策を行う。

81

変更理由

（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）

対応

温度・圧力・湿度・放 屋外，タービン建屋内で想定される温度，圧力，湿度及射線
び放射線条件に耐えられる性能を確認した機器を使用する。

③評価進捗による変更・修正

⑤

⑤

⑤

25/33

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

84

章番号

3.7.2.2.3.1

ページ番号

添 3.7-31

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

た，熱交換器ユニットは，付属の操作スイッチにより設置場所であるタービン また，付属の操作盤により設置場所であるタービン建屋脇において熱交換器
建屋脇又はタービン建屋内において操作が可能な設計とし，大容量送水車 ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユニット用）の操作を行う。操作盤の操（熱交換器ユニット用）は，付属の操作スイッチにより設置場所であるタービ 作スイッチを操作するにあたり，運転員のアクセス性，操作性を考慮して十分
ン建屋脇において操作が可能な設計とする。付属の操作スイッチを操作する な操作空間を確保する。また，操作対象については銘板をつけることで識別にあたり，運転員のアクセス性，操作性を考慮して十分な操作空間を確保す 可能とし，運転員の操作及び監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。また，操作対象については銘板をつけることで識別可能とし，運転員の る。
操作及び監視性を考慮して確実に操作が可能な設計とする。

変更理由

⑤

26/33

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

85

3.7.2.2.3.1

添 3.7-33

86

3.7.2.2.3.1

添 3.7-35

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

⑤

代替原子炉補機冷却系は，表3.7-15に示すように発電用原子炉の運転中又 代替原子炉補機冷却系である熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換は停止中に，各機器の機能・性能試験，分解検査及び外観検査並びに弁動 器ユニット用）は，表3.7-20に示すように発電用原子炉の停止中に，各機器作試験が可能な設計とする。
の機能・性能試験，分解検査及び外観検査が可能であり，発電用原子炉の運転中には弁の動作確認が可能な設計とする。

⑤

27/33

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.
87

章番号
3.7.2.2.3.1

ページ番号
添 3.7-35

88

3.7.2.2.3.1

添 3.7-35

89

3.7.2.2.3.1

添 3.7-35

変更後

変更前

発電用原子炉の運転中又は停止中の試験・検査として，熱交換器ユニットの 発電用原子炉の停止中の試験・検査として，熱交換器ユニットのうち，熱交
うち，熱交換器はフレームを取り外すことでプレート式熱交換器の状態を試 換器はフレームを取り外すことでプレート式熱交換器の状態を試験及び目視
験及び目視により確認する分解検査又は取替えが可能な設計とする。代替 により確認する分解検査又は取替が可能な設計とする。代替原子炉補機冷原子炉補機冷却水ポンプは，ケーシングカバーを取り外して，ポンプ部品（主 却水ポンプは，ケーシングカバーを取り外して，ポンプ部品（主軸，軸受，羽軸，軸受，羽根車等）の状態を試験及び目視により確認する分解検査又は 根車等）の状態を試験及び目視により確認する分解検査又は取替が可能で取替えが可能である。大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，ケーシングを ある。大容量送水車（熱交換器ユニット用）は，ケーシングを取り外すことでポ取り外すことでポンプ部品（主軸，軸受，羽根車等）の状態を試験及び目視に ンプ部品（主軸，軸受，羽根車等）の状態を試験及び目視により確認する分より確認する分解検査又は取替えが可能な設計とする。
解検査又は取替が可能な設計とする。
発電用原子炉の運転中又は停止中の試験・検査として，系統を構成する弁は，単体で動作確認可能な設計とする。

発電用原子炉項目内容

発電用原子炉の運転中の試験・検査として，系統を構成する弁は，単体で動作確認可能な設計とする。

運転中又は停 機能・性能試験

運転性能，漏えいの確認

運転中

添 3.7-36

分解検査

車両としての運転状態の確認

機能・性能試験

運転性能，漏えいの確認

熱交換器及びポンプ部品の表面状態を，試験及び目視により確認

弁動作試験

弁開閉動作の確認

分解検査

熱交換器及びポンプ部品の表面状態を，試験及び目視により確認

車両検査

91

3.7.2.2.3.1

添 3.7-36

停止中

⑤

⑤

又は必要に応じて取替

熱交換器，ポンプ及びホースの外観の
確認

⑤

内容
弁開閉動作の確認

車両検査

又は必要に応じて取替え
外観検査

項目
弁動作試験

弁開閉動作の確認

止中
弁動作試験

⑤

表 3.7-20 代替原子炉補機冷却系の試験及び検査
発電用原子炉の状態の状態

3.7.2.2.3.1

変更理由

代替原子炉補機冷系の熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器ユ
発電用原子炉の運転中又は停止中に車両としての運転状態の確認が可能
ニット用）は，発電用原子炉の運転中又は停止中に車両としての運転状態の な設計とする。
確認が可能な設計とする。

表 3.7-15 代替原子炉補機冷却系の試験及び検査

90③評価進捗による変更・修正

外観検査

熱交換器，ポンプ及びホースの外観の
確認

車両検査

車両としての運転状態の確認車両としての運転状態の確認

代替循環冷却系である復水移送ポンプは，本来の用途以外の用途として重 代替循環冷却系である復水移送ポンプは，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する設備であることから，想定される重大事 大事故等に対処するために使用する設備であることから，通常時に使用する
故等時において，通常時に使用する系統から速やかに切替え操作が可能な 系統から速やかに切替操作が可能なように，弁を中央制御室から遠隔操作
ように，弁を中央制御室から遠隔操作が可能とする設計とするか，又は，弁 可能とする設計とするか，又は，弁を現場で速やかに操作できる配置上の考を現場で速やかに操作できる配置上の考慮がなされた設計とする。残留熱 慮がなされた設計とする。残留熱除去系熱交換器は，本来の用途以外の用除去系熱交換器は，本来の用途以外の用途には使用しない。
途には使用しない。

⑤

28/33

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

92

3.7.2.2.3.1

添 3.7-37

93

3.7.2.2.3.1

添 3.7-37

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

なお，通常時に使用する系統である原子炉補機冷却系から重大事故等時に なお，原子炉補機冷却系から代替原子炉補機冷却系に切替えるために必要対処するために代替原子炉補機冷却系に系統を切り替える場合，切り替え な操作弁については，原子炉補機冷却系ポンプ吸込弁２弁を閉操作し，熱交操作としては，弁開閉操作（原子炉補機冷却系ポンプ吸込弁2弁を閉操作， 換器ユニットの接続ラインの２弁を開操作し，残留熱除去系熱交換器冷却水
熱交換器ユニットの接続ラインの2弁を開操作，残留熱除去系熱交換器冷却 出口弁を開操作することで速やかに切り替えられる設計とする。なお，これら
水出口弁を開操作），ホース敷設及び接続作業，熱交換器ユニット及び大容 弁については中央制御室での操作スイッチによる操作と共に，現場での手動量送水車（熱交換器ユニット用）の移動，設置，起動操作を行う。弁について ハンドル操作も可能な設計とし，容易に操作可能とする。
は中央制御室での操作スイッチによる操作とともに，現場での手動ハンドル操作も可能な設計とし，容易に操作可能とする。
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）の移動，設置，起 これにより図3.7-6で示すタイムチャートの通り速やかに切り替えが可能であ
動操作及び系統の切替えに必要な弁操作については，図3.7-5で示すタイム る。
チャートのとおり速やかに切替えが可能である。
20

30

40

⑤

経過時間（分）経過時間（分）
10

⑤

50

60

70

80

90

10

備考

100

20

30

40

50

60

70

80

90

100

備考

代替循環冷却系運転開始 90分
手順の項目

代替循環冷却系運転開始 90分
手順の項目

要員（数）

65分

要員（数）

65分

復水移送ポンプ停止

復水移送ポンプ停止
通信手段確保，系統構成(1)

通信連絡設備準備，系統構成(1)ポン プ 停止，系統構成(2)中央制御室運転員Ａ，Ｂ

2

ポン プ 停止，系統構成(2)中央制御室運転員Ａ，Ｂ

ポン プ 起動，注水開始

2
ポン プ 起動，注水開始
移動，系統構成(1)

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移動，系統構成(1)

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

現場運転員Ｃ，Ｄ

2

現場運転員Ｃ，Ｄ

2

系統構成(2)系統構成(2)
移動，電源確保（MCC C,D系⇒AM用MCC）
系統構成(1)

現場運転員Ｅ，Ｆ

移動，電源確保（MCC C,D系⇒AM用MCC）
系統構成(1)

現場運転員Ｅ，Ｆ

系統構成(2)2

系統構成(2)2

経過時間（時間）
1

94

3.7.2.2.3.1

添 3.7-37

経過時間（時間）
1

2

3

4

5

6

7

8

9

10

備考

手順の項目

2

3

4

5

6

7

8

9

10

備考

代替循環冷却系使用時における代替原子炉補機冷却系による補機冷却水供給 9時間

要員（数）

⑤

通信手段確保，系統構成

手順の項目

代替循環冷却系使用時における代替原子炉補機冷却系による補機冷却水供給 9時間要員（数）中央制御室運転員Ａ，Ｂ

2

現場運転員Ｃ，Ｄ

2

緊急時対策要員

13

通信連絡設備準備，系統構成

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

2

現場運転員Ｃ，Ｄ

2

緊急時対策要員13 ※1

移動，電源確保(15分)

代替循環冷却系使用時における代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保

系統構成(30分)

大容量送水車（熱交換器ユニット用），熱交換器ユニット他移動

移動，電源確保(15分)

代替循環冷却系使用時における代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保

系統構成(1時間40分)

主配管（可搬型）等の接続
補機冷却水の供給，流量調整

大容量送水車（熱交換器ユニット用），熱交換器ユニット他移動
主配管（可搬型）等の接続
補機冷却水の供給，流量調整※1 炉心の著しい損傷が発生した場合において代替原子炉補機冷却系を設置する場合，作業時の被ばくによる影響を低減するため，
緊急時対策要員を2班体制とし，交替して対応する。

95

3.7.2.2.3.1

添 3.7-38

代替循環冷却系は重大事故等時に残留熱除去系と高圧炉心注水系を繋ぐことで系統を構成するが，通常時は，残留熱除去系高圧炉心注水系第一止め弁及び残留熱除去系高圧炉心注水系第二止め弁を常時閉とすることで，残留熱除去系と高圧炉心注水系に対して相互に悪影響を及ぼさない設計とする。また，代替循環冷却系は，通常時は残留熱除去系洗浄水弁(A)及び(B)を閉止することで隔離する系統構成としており，残留熱除去系に対して悪影響を及ぼさない設計とする。他系統との隔離弁を表3.7-16に示す。

代替循環冷却系は重大事故等時に残留熱除去系と高圧炉心注水系を繋ぐことで系統を構成するが，通常運転時に残留熱除去系と高圧炉心注水系に
相互に悪影響を及ぼすことを防止するために，残留熱除去系高圧炉心注水
系第一止め弁及び残留熱除去系高圧炉心注水系第二止め弁を常時閉とすることで悪影響を及ぼさない設計とする。
また,復水移送ポンプは，通常時は残留熱除去系洗浄水弁（A及びB）を閉止することで隔離する系統構成としており，残留熱除去系に対して悪影響を及ぼさない設計とする。他系統との隔離弁を表3.7-21に示す。

⑤

29/33

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

96

3.7.2.2.3.1

添 3.7-38

また，サプレッション・チェンバのプール水に含ま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する設計とする。

97

3.7.2.2.3.1

添 3.7-38③評価進捗による変更・修正

変更前

代替循環冷却系で使用する代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニットと大 代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニットと大容量送水車（熱交換器ユ
容量送水車（熱交換器ユニット用）は，通常時は接続先の系統と分離して保 ニット用）は，通常時は接続先の系統と分離された状態で保管する。
管することで，他の設備に悪影響を及ぼさない運用とする。
代替原子炉補機冷却系を用いる場合は，接続，弁操作等によって，通常時 代替原子炉補機冷却系を用いる場合は，弁操作によって，通常時の系統構の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 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
備に悪影響を及ぼさない設計とする。
響を及ぼさない設計とする。

変更理由
⑤

⑤

98

3.7.2.2.3.1

添 3.7-38

99

3.7.2.2.3.1

添 3.7-38

熱交換器ユニットと大容量送水車（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。

⑤

100

3.7.2.2.3.1

添 3.7-38

熱交換器ユニットと大容量送水車（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。

⑤

101

102

3.7.2.2.3.2

3.7.2.2.3.2

添 3.7-43

添 3.7-43⑤－

代替循環冷却系で使用する復水移送ポンプは，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とする。
代替循環冷却系の流量としては，炉心損傷後の原子炉格納容器破損防止 代替循環冷却系として使用する復水移送ポンプの容量は，炉心損傷後の原の重要事故シーケンスのうち，「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器 子炉格納容器破損防止の重要事故シーケンスのうち，「雰囲気圧力・温度に過圧・過温破損）代替循環冷却系を使用する場合」に係る有効性評価解析 よる静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」に係る有効性評価解析（原子炉（原子炉設置変更許可申請書添付書類十）において有効性が確認されてい 設置変更許可申請書添付書類十）において有効性が確認されている循環流
る循環流量が190 m3/h（原子炉圧力容器への注入流量が90 m3/h，原子炉 量が190 m3/h（原子炉圧力容器への注入流量が90 m3/h，原子炉格納容器
格納容器へのスプレイ流量が100 m3/h ）又は，「高圧溶融物放出／格納容 へのスプレイ流量が100 m3/h ）(復水移送ポンプ2台)又は，「高圧溶融物放器雰囲気直接加熱」に係る有効性評価解析（原子炉設置変更許可申請書添 出／格納容器雰囲気直接加熱」に係る有効性評価解析（原子炉設置変更許付書類十）において有効性が確認されている循環流量が190 m3/h（原子炉 可申請書添付書類十）において有効性が確認されている循環流量が190
33
格納容器下部への注入流量が50 m3/h，原子炉格納容器へのスプレイ流量 m /h（原子炉格納容器下部への注入流量が50 m /h，原子炉格納容器への3が140 m3/h）である。復水移送ポンプは1台あたり95 m3/h以上の流量を確保 スプレイ流量が140 m /h）(復水移送ポンプ2台)であることから，1台あたりの可能なため，2台使用する設計とする。
95 m3/h流量を確保可能な設計とする。その際のポンプの揚程は，水源と移復水移送ポンプは，水源と移送先の圧力差，静水頭，機器圧損，配管及び 送先の圧力差，静水頭，機器圧損，配管，及び弁配管圧損を考慮して循環弁類圧損を考慮し，復水移送ポンプ2台運転で循環流量190m3/h達成可能 流量が190m3/h達成可能な設計とする。
な揚程で設計する。

⑤

⑤

30/33

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

103

章番号

3.7.2.2.3.2

ページ番号

添 3.7-43

104

3.7.2.2.3.2

添 3.7-43

105

3.7.2.2.3.2

添 3.7-44

106

3.7.2.2.3.2

添 3.7-44

107

3.7.2.2.3.2

添 3.7-44

108

3.7.2.2.3.2

添 3.7-45

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

代替循環冷却系で使用する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。

変更理由

⑤

残留熱除去系熱交換器の容量は，重大事故等対処設備として使用する場合 また，残留熱除去系熱交換器の容量については，代替循環冷却系として使における熱交換量がサプレッション・チェンバのプール水温約160℃の場合に 用する場合における熱交換量がサプレッション・チェンバ・プール水温が約おいて約17MWであるが，重大事故等対処設備として想定する条件での必要 160℃の場合において約17MWであるが，重大事故等対処設備として想定す
伝熱面積に対して，設計基準事故対処設備として想定する条件での必要伝 る条件での必要伝熱面積に対して，設計基準事故対処設備として想定する⑤
熱面積が大きいことから，設計基準事故対処設備としての海水温度30℃，サ 条件での必要伝熱面積が大きいことから，設計基準事故対処設備として，海プレッション・チェンバのプール水温52℃の場合の熱交換量約8.1MWとする。 水温度が30℃，サプレッション・チェンバ・プール水温が52℃の場合の熱交換量である約8MWとする。
代替循環冷却系は重大事故緩和設備であり，代替する設計基準事故対処 代替循環冷却系は重大事故緩和設備であり，原子炉格納容器の過圧破損②（代替循環冷設備はないものと整理するが，原子炉格納容器の過圧破損防止の同一目的 防止の同一目的である格納容器圧力逃がし装置，及び代替格納容器圧力却系設置に伴うである格納容器圧力逃がし装置に対して，共通要因によって同時に機能を 逃がし装置に対し駆動方式，ヒートシンクについて多様性を有した設計とす
代替格納容器圧
損なわないよう，原理の異なる冷却及び原子炉格納容器の減圧手段を用い る。
力逃がし装置のることで多様性を有する設計とする。また，非常用交流電源設備（非常用記載削除によるディーゼル発電機）に対して多様性を有する常設代替交流電源設備（第一ガ修正）
スタービン発電機）又は可搬型代替交流電源設備（電源車）からの給電により駆動できる設計とする。
⑤
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 －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・⑤
チェンバは原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的分散を図る設計とする。
復水移送ポンプは，設計基準事故対処設備である残留熱除去系ポンプと共 また，復水移送ポンプは，設計基準事故対処設備である残留熱除去系ポン
通要因によって同時に機能が損なわれるおそれがないよう，位置的分散を プに対し，位置的分散されている。また，電源，冷却水を含むサポート系は独図る設計とする。また，電源，冷却水を含むサポート系は独立性を有した設 立性を有した設計としており，それぞれ異なる電源から供給することで多様計としており，それぞれ異なる電源から供給することで多様性を有した設計と 性を有した設計とする。
する。
代替原子炉補機冷却系の常設設備である熱交換器ユニット接続口から原子 代替原子炉補機冷却系の常設部である熱交換器ユニット接続口から原子炉
炉補機冷却系に繋がるまでの弁及び配管は，設計基準事故対処設備である 補機冷却系に繋がるまでの弁及び配管は，共通要因によって設計基準事故
原子炉補機冷却系と共通要因によって同時に機能が損なわれないよう，可 対処設備である原子炉補機冷却系と同時に機能が損なわれることを防止す
搬型重大事故等設備として熱交換器ユニット及び大容量送水車（熱交換器 るために，可搬型重大事故等設備として熱交換器ユニット及び大容量送水ユニット用）を設置する。「(7) 設計基準事故対処設備及び常設重大事故防止 車（熱交換器ユニット用）を設置する。「(7) 設計基準事故対処設備及び常設
設備との多様性（設置許可基準規則第43条第3項七）」の適合性で示す。
重大事故防止設備との多様性（設置許可基準規則第43条第3項七）」の適合
性で示す。

⑤

⑤

31/33

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.
109

章番号
3.7.2.3.3.3

ページ番号
添 3.7-46

110

3.7.2.3.3.3

添 3.7-47

111

3.7.2.3.3.3

添 3.7-46

112

3.7.2.3.3.3

添 3.7-47

113

3.7.2.3.3.3

添 3.7-48

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

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熱容量を有する設計とする。
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 代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニットと大容量送水車（熱交換器ユニット用）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 ニット用）は，最終ヒートシンクへの熱を輸送する機能が喪失した場合であっ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 て，復水移送ポンプが起動可能な状況において，残留熱除去系熱交換器の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 冷却水として，原子炉格納容器の破損を防止するために必要な除熱量とポト1台を使用する
ンプ流量を有する設計とする。
熱交換器ユニットの容量は熱交換容量約23MWとして，大容量送水車（熱交熱交換器ユニットの容量は，熱交換容量約23MWとして設計し，代替循環冷換器ユニット用）の容量は流量900m3/hとして設計し，代替原子炉補機冷却 却系を使用する有効性評価「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過系を使用する有効性評価「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過 圧・過温破損）」で，事故発生22.5時間後に代替循環冷却系による原子炉圧
圧・過温破損）代替循環冷却系を使用する場合」において事故発生22.5時間 力容器への注水及び格納容器スプレイの同時運転で冷却効果を確保可能
後に代替循環冷却系による原子炉圧力容器への注水及び格納容器スプレ な設計とし，有効性評価「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」で，イの同時運転を行った場合，又は有効性評価「高圧溶融物放出／格納容器 事故発生20.5時間後に代替循環冷却系による原子炉格納容器下部への注雰囲気直接加熱」において事故発生20.5時間後に代替循環冷却系による原 水及び格納容器スプレイの同時運転で冷却効果を確保可能な設計とする。
子炉格納容器下部への注水及び格納容器スプレイの同時運転を行った場合 大容量送水車（熱交換器ユニット用）の容量は，流量900m3/hとして設計に，同時に代替原子炉補機冷却系を用いて燃料プール冷却浄化系による使 し，代替循環冷却系を使用する有効性評価「雰囲気圧力・温度による静的負用済燃料プールの冷却を行った場合の冷却効果を確保可能な設計とする。 荷（格納容器過圧・過温破損）」で，事故発生22.5時間後に代替循環冷却系
による原子炉圧力容器への注水及び格納容器スプレイの同時運転で冷却効果を確保可能な設計とし，有効性評価「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」で，事故発生20.5時間後に代替循環冷却系による原子炉格納容器下部への注水及び格納容器スプレイの同時運転で冷却効果を確保可能な設計とする。
また，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 また，熱交換器ユニットは，1セット1式使用する。保有数は1プラントあたり2
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 セット セット2式で6号及び7号炉共用で4セット4式確保する。
（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
大容量送水車（熱交換器ユニット用）は1セット1台として使用する。保有数
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 は1プラントあたり1セット1台で6号及び7号炉共用で4セット4台確保する。更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 に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）は故障時の共用）の合計5 台を保管する。
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として，同様の機能を有する格納容器圧力逃がし装置と多様性を持つ設計とする。
－

また，6号及び7号が相互に使用することができるよう，それぞれの大容量送水車（熱交換器用）は，6号及び7号炉の熱交換器ユニットに接続可能な設計
とする。

変更理由
⑤

⑤

⑤

⑤

⑤

32/33

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

114

3.7.2.3.3.3

添 3.7-47

115

3.7.3.1.1

添 3.7-51

116

3.7.3.1.1

添 3.7-51

117

3.7.3.2.1

添 3.7-53

118

3.7.3.2.1

添 3.7-53

119

3.7.3.2.1

添 3.7-53

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

代替循環冷却系で使用する代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニットの接 代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニットの接続箇所である接続口は，重続箇所である接続口は，重大事故等時の環境条件，自然現象，外部人為事 大事故等時の環境条件，自然現象，外部人為事象，溢水及び火災の影響に
象，溢水及び火災の影響により接続できなくなることを防止するため，接続口 より接続できなくなることを防止するため，接続口をフィルタ装置との離隔をを格納容器圧力逃し装置のフィルタ装置及びよう素フィルタとの離隔を考慮 考慮し，6号炉についてはタービン建屋西側から建屋外と建屋内に接続できし，6号炉についてはタービン建屋西側から建屋外と建屋内に接続できる箇 る箇所を1個ずつ計2個設け，7号炉についてはタービン建屋南側及び西側か⑤
所を1個ずつ計2個設け，7号炉についてはタービン建屋南側及び西側から接 ら接続できる箇所を1個ずつ計2個設けることで，互いに異なる複数の場所に続できる箇所を1個ずつ計2個設けることで，互いに異なる複数の場所に接続 接続口を設ける設計とする。なお，代替循環冷却系は残留熱除去系B系の口を設ける設計とする。なお，代替循環冷却系は残留熱除去系B系の熱交 熱交換器を使用するため，残留熱除去系A系側の接続口（熱交換器ユニット
換器を使用するため，残留熱除去系A系側の接続口（熱交換器ユニットとの との接続口）については使用しない。
接続口）については使用しない。
格納容器圧力逃がし装置を使用する際，原子炉格納容器内が酸性化するこ 格納容器圧力逃がし装置及び代替格納容器圧力逃がし装置を使用する際， ②（代替循環冷とを防止し，サプレッション・チェンバのプール水中によう素を保持することで 原子炉格納容器内が酸性化することを防止し，サプレッション・チェンバの却系設置に伴うよう素の放出量を低減するために，格納容器pH制御設備を設ける。なお，本 プール水中によう素を捕捉することでよう素の放出量を低減するために，格 代替格納容器圧設備は事業者の自主的な取り組みで設置するものである。
納容器pH制御設備を設ける。なお，本設備は事業者の自主的な取り組みで 力逃がし装置の設置するものである。
記載削除による
修正）
本系統は，復水移送ポンプの吸込配管に水酸化ナトリウムを注入させ，ドラ 本系統は，復水移送ポンプの吸込配管に水酸化ナトリウムを注入させ，上部イウェルスプレイの配管，サプレッション・チェンバスプレイの配管，格納容器 ドライウェルスプレイ配管，サプレッション・チェンバスプレイ配管，下部ドライ⑤
下部注水系の配管から原子炉格納容器内に薬液を注入する構成とする。
ウェル注水配管から原子炉格納容器内に薬液を注入する構成とする。
原子炉格納容器内の水蒸気凝縮による負圧破損を防止するとともに原子炉 中長期的に原子炉格納容器内の水蒸気凝縮による負圧破損を防止するとと格納容器内の可燃性ガス濃度を低減するために可搬型格納容器窒素供給 もに原子炉格納容器内の可燃性ガス濃度を低減するために可搬型格納容設備を設ける。なお，本設備は事業者の自主的な取り組みで設置するもので 器窒素供給設備を設ける。なお，本設備は事業者の自主的な取り組みで設ある。また，本設備は事故後8日目以降に使用するものである。
置するものである。
重大事故等時に放射線分解により可燃性ガスが発生した場合，発電用原子 重大事故等時に放射線分解により可燃性ガスが発生した場合，発電用原子炉運転中は常時原子炉格納容器内を窒素ガスで置換しているため，事故発 炉運転中は常時原子炉格納容器内を窒素ガスで置換しているため，事故発
生直後に可燃性ガス濃度が可燃限界に至ることはないが，事故後8日目以 生直後に可燃性ガス濃度が可燃限界に至ることはないが，中長期的には，
降は，可燃性ガス濃度が可燃限界に至る可能性がある。また，崩壊熱の減 可燃性ガス濃度を可燃限界以下に抑制する必要がある。また，崩壊熱の減少により原子炉格納容器内の水蒸気発生量が減少することにより原子炉格 少により原子炉格納容器内の水蒸気発生量が減少することにより原子炉格
納容器内が負圧に至る可能性がある。そのため，可燃性ガス濃度を可燃限 納容器内が負圧に至る可能性があることから，可燃性ガス濃度を可燃限界
界以下に抑制し，原子炉格納容器の負圧破損を防止するため，可搬型格納 以下に抑制し，原子炉格納容器の負圧破損を防止するため，可搬型格納容
容器窒素供給設備による窒素供給を行う。
器窒素供給設備による窒素供給を行う。
本系統は，可燃性ガス濃度制御系配管に接続治具を用いてホースを接続
本系統は，可燃性ガス濃度制御系配管に接続治具を用いてホースを接続し，可搬型大容量窒素供給装置を現場にて操作することで，発生した窒素ガ し，可搬型窒素ガス発生装置を現場にて操作することで，発生した窒素ガス
スをドライウェル及びサプレッション・チェンバに供給可能な設計とする。
をドライウェル及びサプレッション・チェンバに供給可能な設計とする。

⑤

⑤

⑤

33/33

まとめ資料変更箇所リスト

資料名 ：章/項番号：

重大事故等対処設備について
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【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

1

2

3

章番号

3.8.1

3.8.1

3.8.1

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

添 3.8-2

3.8.1 設置許可基準規則第51条への適合方針
3.8.1 設置許可基準規則第51条への適合方針
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
し，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
ため，溶融し，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として，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）を設ける。
重大事故等対処設備として，原子炉格納容器下部注水設備を設ける。
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
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
止するために必要な重大事故等対処設備として，格納容器下部注水系（常設），格納容器に接触することを防止する設計とする。
下部注水系（可搬型）及びコリウムシールドを設ける。

⑤

添 3.8-2(1) 格納容器下部注水系（常設）の設置（設置許可基準規則解釈の第1項a）ⅰ)，ⅱ)）(1) 格納容器下部注水系の設置（設置許可基準規則解釈の第1項a）ⅰ)，ⅱ)）
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，溶格納容器下部注水系（常設）を設けることで，炉心の著しい損傷が発生した場
融し，原子炉格納容器の下部に落下した炉心を冷却するため，常設重大事故等対処設備
合において原子炉格納容器の破損を防止する設計とする。
として格納容器下部注水系（常設）を使用する。
格納容器下部注水系（常設）は，廃棄物処理建屋に配置された復水移送ポンプ
格納容器下部注水系（常設）は，廃棄物処理建屋に配置された復水移送ポンプを用い，格を用い，復水貯蔵槽を水源として原子炉格納容器下部へ注水出来る設計とす
納容器下部注水系（可搬型）とは異なる復水貯蔵槽を水源として原子炉格納容器下部へる。
注水できる設計とする。
また，溶融炉心が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
また，溶融炉心が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位を確保
水位を確保するとともに，落下した溶融炉心を冷却できる設計とする。
するとともに，落下した溶融炉心を冷却できる設計とする。
なお，炉心損傷後に原子炉圧力容器底部が破損し，溶融炉心が原子炉圧力
なお，炉心損傷後に原子炉圧力容器底部が破損し，溶融炉心が原子炉圧力容器から容器から原子炉格納容器下部へと落下する場合に，ドライウェル高電導度廃液
原子炉格納容器下部へと落下する場合に，ドライウェル高電導度廃液サンプ及びドライ
サンプ及びドライウェル低電導度廃液サンプへの溶融炉心の流入を防ぎ，かつ
ウェル低電導度廃液サンプへの溶融炉心の流入を抑制し，かつ格納容器下部注水系（常原子炉格納容器下部注水系と合わせて，サンプ底面のコンクリートの浸食を抑設）と合わせて，サンプ底面のコンクリートの浸食を抑制し，溶融炉心が原子炉格納容器バ
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に，
ウンダリに接触することを防止するために，原子炉格納容器下部にコリウムシールドを設
原子炉格納容器下部にコリウムシールドを設置する。
置する。

⑤

添 3.8-2(2) 格納容器下部注水系（可搬型）の設置（設置許可基準規則解釈の第1項a）ⅰ)，ⅱ)）
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，原子炉格納容器の下部に落下した炉心を冷却するため，常設重大事故等対処設備
として格納容器下部注水系（可搬型）を使用する。
格納容器下部注水系（可搬型）は，可搬型代替注水ポンプ（A-2級）を用い，格納容器下部
注水系（常設）とは異なる代替淡水源（淡水貯水池及び防火水槽）又は海を水源として，原
子炉格納容器下部へ注水できる設計とする。
また，溶融炉心が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位を確保するとともに，落下した溶融炉心を冷却できる設計とする。
なお，炉心損傷後に原子炉圧力容器底部が破損し，溶融炉心が原子炉圧力容器から
原子炉格納容器下部へと落下する場合に，ドライウェル高電導度廃液サンプ及びドライ
ウェル低電導度廃液サンプへの溶融炉心の流入を抑制し，かつ格納容器下部注水系（可搬型）と合わせて，サンプ底面のコンクリートの浸食を抑制し，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に，原子炉格納容器下部にコリウムシールドを
設置する。

⑤

―

1/20

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

4

5

6

7

章番号

3.8.1

3.8.1

3.8.1

3.8.1

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

添 3.8-3(2) 格納容器下部注水系の多様性及び独立性，位置的分散の確保（設置許可基(3) 格納容器下部注水系の多様性及び独立性，位置的分散の確保（設置許可基準規則解
準規則解釈の第1項a）ⅰ)，ⅱ)）
釈の第1項a）ⅰ)，ⅱ)）
格納容器下部注水系（可搬型）を設けることで，炉心の著しい損傷が発生した場
上記(1)及び(2)の重大事故等対処設備である格納容器下部注水系（常設）と格納容器下部合において原子炉格納容器の破損を防止する設計とする。格納容器下部注水系
注水系（可搬型）は，異なるポンプ（復水移送ポンプと可搬型代替注水ポンプ（A-2級）），異（可搬型）は，可搬型代替注水ポンプ（A-2級）を用い，格納容器下部注水系（常なる駆動源（常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備とディーゼルエンジ
設）とは異なる代替淡水源（防火水槽又は淡水貯水池）又は海水を水源として，
ン），異なる水源（復水貯蔵槽と代替淡水源（淡水貯水池及び防火水槽）又は海）を用いる
原子炉格納容器下部へ注水出来る設計とし，多様性及び独立性を有する。まことで多様性及び独立性を有する設計とする。
た，格納容器下部注水系（常設）と位置的分散を図るべく，津波の影響を受けな
また，廃棄物処理建屋内に設置されている復水移送ポンプに対して，可搬型代替注水ポン
い高台に配備する設計とする。
プ（A-2級）は屋外に設置することで位置的分散を図った設計とする。
なお，多重性又は多様性及び独立性，位置的分散については，3.8.2.1.3項に詳
なお，多重性又は多様性及び独立性，位置的分散については，3.8.2.1.3項に詳細を示す。
細を示す。

⑤

添 3.8-3(4) 消火系による原子炉格納容器下部注水
消火系による原子炉格納容器下部への注水は，炉心の著しい損傷が発生した(5) 消火系による原子炉格納容器下部への注水
場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，ディーゼル駆動消火ポン
消火系による原子炉格納容器下部への注水手段については，ディーゼル駆動消火ポンプ
プ等を用い，全交流動力電源が喪失した場合でも，高台に配備した代替交流電等を用い，ろ過水タンクを水源として，消火系及び復水補給水系を通じて原子炉格納容器源設備からの給電により，中央制御室から遠隔で弁操作し，ろ過水タンクを水源
下部への注水を行う手順を整備する。
として，消火系配管を経由して原子炉格納容器下部へ注水し，溶融炉心を冷却する機能を有する。

⑤

添 3.8-4(8) 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(9) 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
損傷炉心への注水を行う場合，溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延
炉心の著しい損傷が発生した場合において，溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下及び防止するために，重大事故等対処設備としてほう酸水注入系を整備し，低遅延及び防止するために，重大事故等対処設備としてほう酸水注入系を使用し，低圧代
圧代替注水系（常設），低圧代替注水系（可搬型）及び高圧代替注水系のいずれ
替注水系（常設），低圧代替注水系（可搬型）及び高圧代替注水系のいずれかによる原子かによる原子炉圧力容器への注水と並行して実施する。
炉圧力容器への注水と並行して実施する。
（ほう酸水注入系については「3.1 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にす（ほう酸水注入系については「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るための設備（設置許可基準規則第44条に対する設計方針を示す章）」電源設
設備（設置許可基準規則第44条に対する設計方針を示す章）」電源設備については，「3.14
備については，「3.14 電源設備（設置許可基準規則第57条に対する設計方針を
電源設備（設置許可基準規則第57条に対する設計方針を示す章）」で示す。）
示す章）」で示す。）⑤

添 3.8-4(9) 制御棒駆動水系による原子炉圧力容器への注水(10) 制御棒駆動水系による原子炉圧力容器への注水
原子炉隔離時冷却系，高圧炉心注水系及び高圧代替注水系による原子炉圧力
原子炉隔離時冷却系，高圧炉心注水系及び高圧代替注水系による原子炉圧力容器への容器への注水機能が喪失した場合，溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下
注水機能が喪失した場合，溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延及び防止する
遅延及び防止するために，原子炉補機冷却系により冷却水を確保し，復水貯蔵ために，原子炉補機冷却系により冷却水を確保し，復水貯蔵槽を水源として制御棒駆動水槽を水源として制御棒駆動水系ポンプを用いて原子炉圧力容器への注水を実施
系ポンプを用いて原子炉圧力容器への注水を実施する。なお，この場合は，ほう酸水注入する。
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。
（制御棒駆動系については「3.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原（制御棒駆動系については「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
子炉を冷却するための設備（設置許可基準規則第45条に対する設計方針を示す
却するための設備（設置許可基準規則第45条に対する設計方針を示す章）」で示す。）
章）」で示す。）⑤

2/20

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

8

9

③評価進捗による変更・修正

章番号

ページ番号

3.8.1

(10) 高圧炉心注水系緊急注水の整備(11) 高圧炉心注水系緊急注水の整備
全交流動力電源喪失時，原子炉隔離時冷却系及び高圧代替注水系が機能喪失
全交流動力電源喪失時，原子炉隔離時冷却系及び高圧代替注水系が機能喪失した場
した場合，溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延及び防止するために，合，溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下遅延及び防止するために，常設代替交流
常設代替交流電源設備により高圧炉心注水系の電源を復旧し，高圧炉心注水電源設備により高圧炉心注水系の電源を復旧し，高圧炉心注水系ポンプを無冷却水の状
添 3.8-4,5系ポンプを無冷却水の状態で短時間起動し，原子炉圧力容器へ注水を実施す
態で短時間起動し，原子炉圧力容器へ注水を実施する。なお，この場合は，ほう酸水注入る。
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。
（高圧炉心注水系については「3.2 原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用（高圧炉心注水系については「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
原子炉を冷却するための設備（設置許可基準規則第45条に対する設計方針を冷却するための設備（設置許可基準規則第45条に対する設計方針を示す章）」で示す。）
示す章）」で示す。）

⑤

3.8.1

添 3.8-5(12) 消火系による原子炉圧力容器への注水(11) 消火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おいて，溶融炉心の原子炉格納容器下部への落下
炉心の著しい損傷が発生した場合において，溶融炉心の原子炉格納容器下部
遅延及び防止するために，消火系のディーゼル駆動消火ポンプで原子炉圧力容器への注への落下遅延及び防止するために，消火系のディーゼル駆動消火ポンプで原子水を実施する。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
炉圧力容器への注水を実施する。
入と並行して行う。

⑤

添 3.8-6

格納容器下部注水系（常設）は，炉心の著しい損傷が発生した場合において原格納容器下部注水系（常設）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 子炉格納容器の破損を防止するため，溶融し，原子炉格納容器の下部に落下し容器の破損を防止するため，溶融し，原子炉格納容器の下部に落下した炉心を冷却する た炉心を冷却することを目的として設置するものである。
ことを目的として使用する。
本系統は，復水移送ポンプ，電源設備（常設代替交流電源設備，可搬型代替交
本系統は，復水移送ポンプ，電源設備（常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設 流電源設備等），計測制御装置及び，水源である復水貯蔵槽等，流路である復備,代替所内電気設備），計測制御装置，水源である復水貯蔵槽，流路である復水補給水 水補給水系及び高圧炉心注水系の配管，弁類，注水先である原子炉格納容器
系及び高圧炉心注水系の配管及び弁，並びに注水先である原子炉格納容器から構成さ から構成される。
れる。
重大事故時においては，復水貯蔵槽を水源として復水移送ポンプで送水すること
なお，炉心損傷後に原子炉圧力容器底部が破損し，溶融炉心が原子炉圧力容器から原子 により原子炉格納容器下部へ注水する機能を有する。
炉格納容器下部へと落下する場合に，ドライウェル高電導度廃液サンプ及びドライウェル なお，炉心損傷後に原子炉圧力容器底部が破損し，溶融炉心が原子炉圧力容
低電導度廃液サンプへの溶融炉心の流入を抑制し，かつ格納容器下部注水系（常設）と 器から原子炉格納容器下部へと落下する場合に，ドライウェル高電導度廃液サ合わせて，サンプ底面のコンクリートの浸食を抑制し，溶融炉心が原子炉格納容器バウン ンプ及びドライウェル低電導度廃液サンプへの溶融炉心の流入を防ぎ，かつ原
ダリに接触することを防止するために，原子炉格納容器下部にコリウムシールドを設置す 子炉格納容器下部注水系と合わせて，サンプ底面のコンクリートの浸食を抑制る。
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に，原
本系統全体の概要図を図3.8-1に，本系統に属する重大事故等対処設備を表3.8-1に示子炉格納容器下部にコリウムシールドを設置する。
す。
本系統全体の概要図を図3.8-1に，本系統に属する重大事故等対処設備を表
3.8-1に示す。

⑤

10 3.8.2.1.1

変更後

変更前

変更理由

3/20

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

11 3.8.2.1.1

ページ番号

添 3.8-6

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

本系統は，復水移送ポンプ3台のうち1台により，復水貯蔵槽の水を復水補給水
本系統は，復水移送ポンプ3台のうち1台により，復水貯蔵槽の水を復水補給水系配管等 系配管を経由して原子炉格納容器の下部へ注水することで落下した溶融炉心をを経由して原子炉格納容器の下部へ注水することで落下した溶融炉心を冷却できる設計 冷却する。
とする。
復水移送ポンプの電源について，復水移送ポンプ(B)及び(C)は，常設代替交流
復水移送ポンプの電源について，復水移送ポンプ(B)及び(C)は，常設代替交流電源設備 電源設備である第一ガスタービン発電機及び第二ガスタービン発電機，並びにである第一ガスタービン発電機又は可搬型代替交流電源設備である電源車から，代替所 可搬型代替交流電源設備である電源車から，代替所内電気設備であるAM用動内電気設備であるAM用動力変圧器及びAM用MCCを介して給電が可能な設計とする。復 力変圧器及びAM用MCCを介して給電できる設計とする。復水移送ポンプ(A)は，
水移送ポンプ(A)は，通常時は非常用所内電気設備である非常用MCC C系から給電して 通常時は非常用所内電気設備である非常用MCC C系から給電しているが，重大
いるが，重大事故等時に復水移送ポンプ(A)の動力ケーブルの接続操作を行うことにより， 事故等時に復水移送ポンプ(A)の動力ケーブルの接続操作を行うことにより，代代替所内電気設備であるAM用MCCから給電が可能な設計とする。
替所内電気設備であるAM用MCCから給電できる設計とする。

変更理由

⑤

本系統の操作に当たっては，中央制御室及び現場での弁操作（AM用切替盤の切替え操 本系統の運転にあたっては，現場及び中央制御室での弁操作により系統構成
作を含む）により系統構成を行った後，中央制御室の操作スイッチにより復水移送ポンプを を行った後，中央制御室の操作スイッチによる復水移送ポンプの起動により行起動し運転を行う。
う。
水源である復水貯蔵槽は，枯渇しそうな場合においても，代替淡水源（淡水貯水池及び防 水源である復水貯蔵槽は，枯渇しそうな場合においても，複数の代替淡水源（防火水槽）の淡水を，可搬型代替注水ポンプ（A-2級）を用いて，廃棄物処理建屋外壁に設置 火水槽，淡水貯水池）の淡水を，可搬型代替注水ポンプ（A-2級）を用いて，廃棄した外部接続口から復水貯蔵槽へ供給できる設計とする。
物処理建屋外壁に設置した外部接続口から復水貯蔵槽へ供給出来る設計とする。
凡例：

格納容器下部注水系（常設）【重大事故等対処設備】

PCV
ＭＯ

水の移送設備【重大事故等対処設備】

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

RPV

ＭＯ

RPV

＜常設代替交流電源設備＞

ＭＯＭＯ

破線はホースを示す。

ＭＯ

ＭＯ

第一ガスタービン発電機

D/W
ＭＯ

残留熱除去系ポンプ（A）

海水

残留熱除去系
熱交換器（A）

ＭＯ

防火水槽
または
淡水貯水池
MUWC接続口（北）

添 3.8-7

CSP大容量接続口

残留熱除去系ポンプ（C）

コリウム
シールド

W/W

残留熱除去系
ポンプ（B）＜可搬型代替交流電源設備＞

残留熱除去系
熱交換器（B）

電源車

残留熱除去系
熱交換器（C）

ＭＯ

ＭＯ

MUWC可搬式接続口
（東）

復水
貯蔵槽

ＭＯ

ＭＯ

12 3.8.2.1.1

ＭＯ

W/W

各負荷へ
各負荷へ

復水移送ポンプ

大容量送水車(海水取水用)MUWC接続口
（南）

使用済燃料
プール
スキマサー
ジタンクへ

②（第2GTGの自主設備化）

T/B
各負荷へ

可搬型代替注水ポンプ（A-2級）

4/20

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

電源設備※213 3.8.2.1.1

添 3.8-8

計装設備※3

常設代替交流電源設備
第一ガスタービン発電機【常設】軽油タンク【常設】タンクローリ（16kL）【可搬】
第一ガスタービン発電機用燃料タンク【常設】第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】可搬型代替交流電源設備
電源車【可搬】
軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
代替所内電気設備
緊急用断路器【常設】緊急用電源切替箱断路器【常設】緊急用電源切替箱接続装置【常設】AM 用動力変圧器【常設】AM 用 MCC【常設】AM 用切替盤【常設】AM 用操作盤【常設】非常用高圧母線 C 系【常設】非常用高圧母線 D 系【常設】復水補給水系流量（格納容器下部注水流量）【常設】
復水移送ポンプ吐出圧力【常設】格納容器下部水位【常設】ドライウェル雰囲気温度【常設】③評価進捗による変更・修正

変更前

電源設備※2

変更理由

常設代替交流電源設備
第一ガスタービン発電機【常設】及び第二ガスタービン発電機【常設】
軽油タンク【常設】タンクローリ（16kL）【可搬】
第一ガスタービン発電機用燃料タンク【常設】及び第二ガスタービ
ン発電機用燃料タンク【常設】第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】及び第二ガスタ
ービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】可搬型代替交流電源設備
電源車【可搬】
軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
代替所内電気設備
緊急用高圧母線【常設】緊急用断路器【常設】②（第2GTGの自主設備化）⑤（計器名称の明確化）

緊急用電源切替箱断路器【常設】緊急用電源切替箱接続装置【常設】AM 用動力変圧器【常設】AM 用 MCC【常設】AM 用切替盤【常設】AM 用操作盤【常設】非常用高圧母線 C 系【常設】非常用高圧母線 D 系【常設】計装設備※3

復水補給水系流量（原子炉格納容器）【常設】
復水移送ポンプ吐出圧力【常設】格納容器下部水位【常設】ドライウェル雰囲気温度【常設】14 3.8.2.1.3

3.8.2.1.3 格納容器下部注水系（常設）の多重性又は多様性及び独立性，位置的分散の確保3.8.2.1.3 多重性又は多様性及び独立性，位置的分散の確保
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）は，共通要因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）が同時にその機同時に機能が損なわれるおそれがないよう，表3.8-2に示すとおり，多様性及び位置的分 能が損なわれるおそれがないよう，表3.8-2に示す通り，それぞれに対し多様性散を図った設計とする。
及び位置的分散を図る設計としている。
ポンプについては，廃棄物処理建屋に設置された格納容器下部注水系（常設）の復水移 ポンプについては，廃棄物処理建屋に設置された常設の復水移送ポンプに対送ポンプに対し，格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ(A-2級)は廃棄 し，可搬型代替注水ポンプ(A-2級)を用いることで，多様性及び位置的分散を
物処理建屋から離れた屋外に分散して保管することで，共通要因によって同時に機能を損 図った設計としている。
添 3.8-10 なわないよう位置的分散を図った設計とする。
水源については，可搬型代替注水ポンプ(A-2級)を使用する際は，淡水貯水水源については，格納容器下部注水系（常設）は復水貯蔵槽，格納容器下部注水系（可 池，防火水槽又は海水を用いる事で，常設の復水移送ポンプを使用する場合の搬型）は代替淡水源（淡水貯水池及び防火水槽）とすることで，異なる水源を使用する設計 水源である，復水貯蔵槽との多様性，位置的分散を図った設計としている。
とする。
駆動電源については，常設の復水移送ポンプを使用する際は代替交流電源設
駆動電源については，格納容器下部注水系（常設）の復水移送ポンプを代替所内電気設 備から代替所内電気設備を経由した給電が可能な設計とすることに対し，可搬
備を経由した常設代替交流電源設備（第一ガスタービン発電機）又は可搬型代替交流電 型代替注水ポンプ(A-2級)を用いる場合は，電源を必要としない駆動方式である
源設備(電源車)からの給電による電動機駆動とし，格納容器下部注水系（可搬型）の可搬 こと及び，分散配置を実施していることから，多様性及び位置的分散を図った設型代替注水ポンプ(A-2級)をディーゼルエンジンによる駆動とすることで，多様性を有する 計としている。
設計とする。

⑤

5/20

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

15 3.8.2.1.3

ページ番号

変更後

変更前

変更理由

なお，下部ドライウェル注水流量調節弁と下部ドライウェル注水ライン隔離弁については，
多重性及び位置的分散を図った非常用所内電気設備又は代替所内電気設備を経由し常設代替交流電源設備（第一ガスタービン発電機）又は可搬型代替交流電源設備(電源車)から給電が可能な設計としている。
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）の電動弁は，代替所内電 なお，下部ドライウェル注水流量調節弁と下部ドライウェル注水ライン隔離弁につ
気設備を経由した常設代替交流電源設備（第一ガスタービン発電機）若しくは可搬型代替 いては，多重性及び位置的分散を図った非常用所内電気設備又は代替所内電
添 3.8-10 交流電源設備(電源車)からの給電による遠隔操作を可能とすること，又はハンドルを設け 気設備を経由し代替交流電源設備から給電可能な設計としている。
て手動操作を可能とすることで，非常用所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備
常設と可搬型の独立性については，表3.8-3に示す通り，地震，津波，火災及び（第一ガスタービン発電機）又は可搬型代替交流電源設備(電源車)からの給電に対して多 溢水により同時に故障することを防止するために独立性を確保する設計とする。
重性又は多様性及び独立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）の独立性については，
表3.8-3に示すとおり，地震，津波，火災及び溢水により同時に故障することを防止するために独立性を確保する設計とする。
表 3.8-2

格納容器下部注水系（可搬型）

復水移送ポンプ

可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)廃棄物処理建屋
地下 3 階

屋外

復水貯蔵槽

代替淡水源（淡水貯水池及び防火水槽）

廃棄物処理建屋
地下 2 階

屋外

不要

潤滑油
冷却水

ポンプ

水源

添 3.8-11

駆動用空気

駆動電源

⑤

格納容器下部注水系の多様性及び位置的分散
格納容器下部注水系（常設）

項目

16 3.8.2.1.3③評価進捗による変更・修正

表 3.8-2

格納容器下部注水系（可搬型）

復水移送ポンプ

可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)廃棄物処理建屋地下 3 階

屋外

復水貯蔵槽

淡水貯水池，防火水槽

廃棄物処理建屋地下 2 階

屋外

駆動用空気

不要

不要

不要

潤滑油

不要

不要

不要

不要

冷却水

不要（自滑水）不要

不要（自滑水）不要

駆動電源

常設代替交流電源設備（第一ガ 不要
スタービン発電機及び第二ガ
スタービン発電機），
可搬型代替交流電源設備(電源

常設代替交流電源設備（第可搬型代替交流電源設備

一ガスタービ
ン発電機）

(電源車)

7 号炉タービ

荒浜側高台保

ン建屋南側の
屋外

管場所及び大湊側高台保管場所―

ポンプ

格納容器下部注水系の多様性及び位置的分散
格納容器下部注水系
（常設）

項目

水源

①（ＴＢＰ対応に伴う保管場
所の追加）②（第2GTGの自主設備化）

車)
屋外（7 号炉タービン建屋南側 ―及び荒浜側常設代替交流電源設備設置場所）6/20

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

表 3.8-3
項目
地震

変更前

格納容器下部注水系の独立性

格納容器下部注水系（常設）

格納容器下部注水系（可搬型）

格納容器下部注水系（常設）及び格納容器下部注水系（可搬

表 3.8-3
項目

17 3.8.2.1.3

添 3.8-11

共
通
要
因
火災
故
障

格納容器下部注水系（常設）を設置する 6 号及び 7 号炉の廃棄物処理建屋と，格納容器下部注水系（可搬型）を設置，保管する荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所並びに 5 号炉東側第二保管場所は，共に基準津波が到達しないことから，津波が共通要因となり故障することのない設計とする。
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）を構成する機器類は，火災が共通要因となり故障することのない設計とする（「共-7 重大事故等対処設備の内部火災に対する防護方針について」に示す）。

溢水

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）を構成する機器類は，溢水が共通要因となり故障することのない設計とする（「共-8 重大事故等対処設備の内部溢水に対する防護方針について」に示す）。

(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
3.8.2.1.4.
19
1

変更理由

格納容器下部注水系の独立性

格納容器下部注水系（常設）

格納容器下部注水系
（可搬型）

地震

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）を構成する機器類は基準地震動 Ss に対し機能を維持出来る設計とすることで，地震が共通要因となり故障することのない設計とする。

津波

常設の格納容器下部注水系を設置する 6 号及び 7 号炉の廃棄物処理建屋と，可搬型の格納容器下部注水系を設置，保管する高台
は，共に基準津波が到達しないことから，津波が共通要因となり故障することのない設計とする。

型）を構成する機器類は基準地震動 Ss に対し機能を維持できる設計とすることで，地震が共通要因となり故障することのない設計とする。
津波③評価進捗による変更・修正

共
通
要
因 火災
故
障
溢水

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）を構成する機器類は，火災が共通要因となり故障することのない設計とする（「共-7 重大事故等対処設備の内部火災に対する防護方針について」に示す）。

①（ＴＢＰ対応に伴う保管場
所の追加）

常設の格納容器下部注水系及び，可搬型の格納容器下部注水系を構成する機器類は，溢水が共通要因となり故障することのない設計とする（「共-8 重大事故等対処設備の内部溢水に対する防護方針について」に示す）。

(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

格納容器下部注水系（常設）を運転する場合は，復水補給水系のバイパス流防格納容器下部注水系（常設）を運転する場合は，復水補給水系バイパス流防止としてター
止としてタービン建屋負荷遮断弁の全閉操作を実施し，復水移送ポンプを起動す
ビン建屋負荷遮断弁の全閉操作を実施し，復水移送ポンプを起動する。その後，格納容器
添 3.8-13
る。その後，格納容器下部注水系（常設）による格納容器下部注水の系統構成と下部注水系（常設）による原子炉格納容器下部への注水の系統構成として，下部ドライ
して，下部ドライウェル注水流量調節弁と下部ドライウェル注水ライン隔離弁の開ウェル注水流量調節弁と下部ドライウェル注水ライン隔離弁の開操作を実施し，注水を行操作を実施し，注水を行う。また，復水移送ポンプの水源確保として復水補給水
う。また，復水移送ポンプの水源確保として復水補給水系常／非常用連絡1次止め弁と復系常／非常用連絡管1次止め弁と復水補給水系常／非常用連絡管2次止め弁
水補給水系常／非常用連絡2次止め弁の開操作を実施する。格納容器下部注水系（常の開操作を実施する。格納容器下部注水系（常設）の操作に必要なポンプ及び設）の操作に必要なポンプ及び操作に必要な弁を表3.8-5に示す。
弁を表3.8-5に示す。

⑤

7/20

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

このうちタービン建屋負荷遮断弁，下部ドライウェル注水流量調節弁と下部ドライ
このうちタービン建屋負荷遮断弁，下部ドライウェル注水流量調節弁と下部ドライウェル注
ウェル注水ライン隔離弁（7号炉のみ）については，中央制御室からの遠隔操作
水ライン隔離弁（7号炉のみ）については，中央制御室の格納容器補助盤からの遠隔操作
で弁を開閉することが可能な設計とする。6号炉の下部ドライウェル注水ライン隔で弁を開閉することが可能な設計とする。6号炉の下部ドライウェル注水ライン隔離弁につ離弁については，原子炉建屋地上3階（原子炉建屋の二次格納施設外）に設置しいては，原子炉建屋地上3階（原子炉建屋内の原子炉区域外）に設置しているAM用切替ているAM用切替盤より，配線用しゃ断器の「入」「切」操作にて電源を切り替えた盤より，配線用しゃ断器の「入」「切」操作にて電源を切り替えた後，近傍に設置しているAM
後，近傍に設置しているAM用操作盤のスイッチ操作により，遠隔で弁を開閉する用操作盤のスイッチ操作により，遠隔で弁を開閉することが可能な設計とする。復水補給ことが可能な設計とする。復水補給水系常／非常用連絡1次止め弁，復水補給
水系常／非常用連絡1次止め弁，復水補給水系常／非常用連絡2次止め弁については，
水系常／非常用連絡2次止め弁については，廃棄物処理建屋地下3階（原子炉
廃棄物処理建屋地下3階（原子炉建屋内の原子炉区域外）に設置されており，設置場所で建屋の二次格納施設外）に設置されており，現場の手動操作で開閉することが3.8.2.1.4.
20
添 3.8-13 の手動操作で開閉することが可能な設計とする。
1可能な設計とする。
また，復水移送ポンプについては，中央制御室にある復水移送ポンプの操作スイッチからまた，復水移送ポンプについては，中央制御室にある復水移送ポンプ操作スイッのスイッチ操作で起動する設計とする。
チからのスイッチ操作で起動する設計とする。
中央制御室の操作スイッチ，原子炉建屋地上3階（原子炉建屋内の原子炉区域外）のAM
中央制御室の操作スイッチ，原子炉建屋地上3階（原子炉建屋の二次格納施設
用操作盤の操作スイッチ（6号炉のみ）及び廃棄物処理建屋地下3階の弁を操作するにあ外）AM用操作盤の操作スイッチ（6号炉のみ）及び廃棄物処理建屋地下3階の弁たり，運転員のアクセス性，操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，それぞれを操作するにあたり，運転員のアクセス性，操作性を考慮して十分な操作空間をの操作対象については銘板をつけることで識別可能とし，運転員の操作及び監視性を考確保する。また，それぞれの操作対象については銘板をつけることで識別可能と
慮して確実に操作が可能な設計とする。
し，運転員の操作及び監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。
（51-3,51-4）（51-3-1～6,51-4-1,2）

表 3.8-5

表 3.8-5

操作対象機器

状態の変化

スイッチ操作復水移送ポンプ（Ａ）

起動・停止

中央制御室

スイッチ操作

中央制御室

スイッチ操作復水移送ポンプ（Ｂ）

起動・停止

中央制御室

スイッチ操作

中央制御室

スイッチ操作復水移送ポンプ（Ｃ）

起動・停止

中央制御室

スイッチ操作

中央制御室

スイッチ操作

復水補給水系下部ドライ

弁閉→弁開

中央制御室

スイッチ操作弁閉→弁開

原子炉建屋地上 3 スイッチ操作

状態の変化

操作場所

復水移送ポンプ（Ａ）

起動・停止

中央制御室

復水移送ポンプ（Ｂ）

起動・停止

復水移送ポンプ（Ｃ）

起動・停止

下部ドライウェル注水流

弁閉→弁開

操作方法

量調節弁
下部ドライウェル注水ラ

3.8.2.1.4.
21
1

添 3.8-14

操作対象機器

機器名称

機器名称

操作場所

操作方法

ウェル注水流量調節弁
弁閉→弁開

イン隔離弁

原子炉建屋地上 3 スイッチ操作

復水補給水系下部ドライ階( 原子炉建屋内

ウェル注水ライン隔離弁階(二次格納施 設の原子炉区域 外)外)（6 号炉）（6 号炉）

中央制御室（7 号

炉）
弁開→弁閉

中央制御室

⑤

炉）

中央制御室（7 号
タービン建屋負荷遮断弁⑤

タービン建屋負荷遮断弁
スイッチ操作

弁開→弁閉

中央制御室

スイッチ操作

復水補給水系常／非常用 弁閉→弁開

廃棄物処理建屋地 手動操作

復水補給水系常／非常用 弁閉→弁開

廃棄物処理建屋地 手動操作

連絡管 1 次止め弁

下3階

連絡 1 次止め弁

下3階

復水補給水系常／非常用 弁閉→弁開

廃棄物処理建屋地 手動操作

復水補給水系常／非常用 弁閉→弁開

廃棄物処理建屋地 手動操作

連絡管 2 次止め弁

下3階

連絡 2 次止め弁

下3階

8/20

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No.

章番号

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第43条第1項三）(3) 試験及び検査（設置許可基準規則第43条第1項三）(ⅰ) 要求事項(ⅰ) 要求事項
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に試験又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に試験又は検査がは検査ができるものであること。
できるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
22

3.8.2.1.4.
1(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

格納容器下部注水系（常設）の復水移送ポンプは，表3.8-6に示すように発電用
原子炉の運転中に機能・性能試験及び弁動作試験を，また，停止中に機能・性能試験及び弁動作試験と分解検査，外観検査が可能な設計とする。
する。
格納容器下部注水系（常設）の復水移送ポンプは，発電用原子炉の停止中に格納容器下部注水系（常設）の復水移送ポンプは，発電用原子炉の停止中にケーシング
ケーシングカバーを取り外して，ポンプ部品（主軸，軸受，羽根車等）の状態を確
カバーを取り外して，ポンプ部品（主軸，軸受，羽根車等）の状態を確認する分解検査が可認する分解検査が可能な設計とする。
能な設計とする。
また，発電用原子炉の運転中又は停止中に，復水貯蔵槽を水源とし，復水移送
また，発電用原子炉の運転中又は停止中に，復水貯蔵槽を水源とし，復水移送ポンプを起
ポンプを起動させサプレッション・チェンバへ送水する試験を行うテストラインを設動させサプレッション・チェンバへ送水する試験を行うテストラインを設けることで，格納容けることで，格納容器下部注水系（常設）の機能，性能及び漏えいの有無の確認
器下部注水系（常設）の機能，性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。なお，が可能な系統設計とする。なお，このテストラインに含まれない下部ドライウェル
このテストラインに含まれない下部ドライウェル注水流量調節弁と下部ドライウェル注水ラ
注水流量調節弁と下部ドライウェル注水ライン隔離弁については，開閉動作を確
イン隔離弁については，開閉動作を確認可能な構成とすることで弁動作試験が確認可能
認可能な構成とすることで弁動作試験が確認可能な設計とする。
な設計とする。
格納容器下部注水系（常設）は，表3.8-6に示すように発電用原子炉の運転中又は停止中

添 3.8-14 に機能・性能試験及び弁動作試験を，また，停止中に分解検査，外観検査が可能な設計と⑤運転性能の確認として，復水移送ポンプの吐出圧力，系統（ポンプ廻り）の振動，異音，異臭及び漏えいの確認が可能な設計とする。
23

3.8.2.1.4.
1

添 3.8-15

復水移送ポンプを構成する部品の表面状態の確認として，浸透探傷試験により性能に影響を及ぼす指示模様がないこと，目視により性能に影響を及ぼすおそれのある傷，割れ等がないことの確認が可能な設計とする。

―

⑤

―

⑤

復水移送ポンプの外観検査として，傷や漏えい跡の確認が可能な設計とする。
系統の切替えに必要な弁のうちタービン建屋負荷遮断弁，下部ドライウェル注水流量調節
弁と下部ドライウェル注水ライン隔離弁（7号炉のみ）については，中央制御室から遠隔で弁を開閉することが可能である。
3.8.2.1.4.
24
添 3.8-16 系統の切替えに必要な弁のうち，下部ドライウェル注水ライン隔離弁（6号炉のみ）につい
1ては，原子炉建屋地上3階（原子炉建屋内の原子炉区域外）に設置しているAM用切替盤
より，配線用しゃ断器の「入」「切」操作にて電源を切り替えた後，近傍に設置しているAM用
操作盤のスイッチ操作により，遠隔で弁を開閉することが可能である。

9/20

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。

(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
格納容器下部注水系（常設）の系統構成に操作が必要な機器の設置場所，操作場所を表
3.8-9に示す。このうち，中央制御室で操作する復水移送ポンプ，下部ドライウェル注水流
格納容器下部注水系（常設）の系統構成に操作が必要な機器の設置場所，操作
量調節弁と下部ドライウェル注水ライン隔離弁（7号炉のみ），タービン建屋負荷遮断弁は，場所を表3.8-9に示す。このうち，中央制御室で操作する復水移送ポンプ，下部ド
操作位置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。原子炉建屋地上
3.8.2.1.4.
25
添 3.8-18
ライウェル注水流量調節弁と下部ドライウェル注水ライン隔離弁，タービン建屋
13階で操作する下部ドライウェル注水ライン隔離弁（6号炉のみ）は，原子炉建屋内の原子負荷遮断弁は，操作位置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能
炉区域外にAM用切替盤，AM用操作盤が設置されており，操作位置の放射線量が高くなである。復水補給水系常／非常用連絡管1次止め弁，復水補給水系常／非常用
るおそれが少ないため操作が可能である。復水補給水系常／非常用連絡1次止め弁，復連絡管2次止め弁は，廃棄物処理建屋地下3階での操作となり，原子炉建屋外で水補給水系常／非常用連絡2次止め弁は，廃棄物処理建屋地下3階での操作となり，原子あるため，操作位置の放射線量が高くなるおそれが少なく操作が可能である。
炉建屋外であるため，操作位置の放射線量が高くなるおそれが少なく操作が可能である。
（51-3-1～5）
これらの操作が可能な配置設計とする。
（51-3）(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。

(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。

格納容器下部注水系（常設）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しており，設計基準対象施設としてのポンプ流量が，想定される重大事故等時におい 格納容器下部注水系（常設）である復水移送ポンプの容量は，運転中の原子炉て，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注水流量に対して十 における重大事故シーケンスのうち，溶融炉心・コンクリート相互作用に係る有効性評価解析（原子炉設置変更許可申請書添付書類十）において，有効性が確認分であるため，設計基準対象施設と同仕様で設計する。
注水流量としては，格納容器破損防止の重要事故シーケンスのうち，高圧溶融物放出／ されている原子炉格納容器下部への注水流量が約2時間で180m3であることか
格納容器雰囲気直接加熱に係る有効性評価解析（原子炉設置変更許可申請書添付書類 ら， 90m3/h必要とする。したがって，設計基準対象施設で使用する復水移送ポ3.8.2.1.4.
十）において，有効性が確認されている原子炉格納容器下部への注水流量が約2時間で ンプの公称値125m3/hの内数であることから同ポンプで注水可能な設計とする。
26
添 3.8-202
また，原子炉格納容器下部注水する場合の復水移送ポンプの揚程は，水源と移180m3であることから， 90m3/hで注水可能な設計とする。
原子炉格納容器下部に注水する場合の復水移送ポンプは，原子炉格納容器下部に注水 送先の圧力差（大気開放である復水貯蔵槽と原子炉格納容器の圧力差），静水する場合の水源（復水貯蔵槽）と注水先（原子炉格納容器）の圧力差，静水頭，機器圧損， 頭，機器圧損，配管及び弁類の圧損を基に設定する。
配管及び弁類の圧損を考慮し，復水移送ポンプ1台運転で注水流量90m3/h達成可能な揚 なお，格納容器下部注水系（常設）のコリウムシールドは，全溶融炉心が原子炉
格納容器下部に落下したとしても，コリウムシールドが機能を喪失することが無程で設計する。
く，かつコリウムシールドを乗り越えて溶融炉心がドライウェル高電導度廃液サンコリウムシールドは，原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心が，ドライウェル高電導度 プ及びドライウェル低電導度廃液サンプへ流入することがない厚さ及び高さを有廃液サンプ及びドライウェル低電導度廃液サンプへ流入することを抑制するために必要な する設計とする。
（51-6-1～5）
厚さ及び高さを有する設計とする。
（51-6，51-10）

27

3.8.2.1.4.
2(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
添 3.8-20⑤④⑤(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

格納容器下部注水系（常設）である復水移送ポンプは，二以上の発電用原子炉
格納容器下部注水系（常設）の復水移送ポンプ及びコリウムシールドは，二以上の発電用施設において共用しない設計とする。
原子炉施設において共用しない設計とする。
格納容器下部注水系（常設）であるコリウムシールドは，二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。

⑤

10/20

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

28 3.8.2.2.1

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

3.8.2.2.1 設備概要
格納容器下部注水系（可搬型）は，炉心の著しい損傷が発生した場合において
3.8.2.2.1 設備概要
原子炉格納容器の破損を防止するため，溶融し，原子炉格納容器の下部に落下
格納容器下部注水系（可搬型）は，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格した炉心を冷却することを目的として設置するものである。
納容器の破損を防止するため，溶融し，原子炉格納容器の下部に落下した炉心を冷却す
本系統は，可搬型代替注水ポンプ(A-2級)，電源設備（常設代替交流電源設備，ることを目的として使用する。
添 3.8-22
可搬型代替交流電源設備等）水源である複数の代替淡水源（淡水貯水池や防本系統は，可搬型代替注水ポンプ(A-2級)，電源設備（常設代替交流電源設備，可搬型代
火水槽，海水等），燃料補給設備である軽油タンク，タンクローリ（4kL），流路であ替交流電源設備，代替所内電気設備），水源である代替淡水源（淡水貯水池及び防火水る復水補給水系の配管，弁類，注水先である原子炉格納容器から構成される。
槽），燃料補給設備である軽油タンク，タンクローリ（4kL），流路である復水補給水系の配重大事故時においては，複数の代替淡水源（防火水槽，淡水貯水池），又は海管及び弁，ホース，並びに注水先である原子炉格納容器から構成される。
水を水源として，可搬型代替注水ポンプ(A-2級)で送水することにより原子炉格
納容器下部へ注水する機能を有する。

変更理由

⑤

なお，炉心損傷後に原子炉圧力容器底部が破損し，溶融炉心が原子炉圧力容器から原子 なお，炉心損傷後に原子炉圧力容器底部が破損し，溶融炉心が原子炉圧力容
炉格納容器下部へと落下する場合に，ドライウェル高電導度廃液サンプ及びドライウェル 器から原子炉格納容器下部へと落下する場合に，ドライウェル高電導度廃液サ
低電導度廃液サンプへの溶融炉心の流入を抑制し，かつ格納容器下部注水系（可搬型） ンプ及びドライウェル低電導度廃液サンプへの溶融炉心の流入を防ぎ，かつ原と合わせて，サンプ底面のコンクリートの浸食を抑制し，溶融炉心が原子炉格納容器バウ 子炉格納容器下部注水系と合わせて，サンプ底面のコンクリートの浸食を抑制
ンダリに接触することを防止するために，原子炉格納容器下部にコリウムシールドを設置 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に，原する。コリウムシールドの設置許可基準規則第43条への適合状況については3.8.2.1.4の項 子炉格納容器下部にコリウムシールドを設置する。コリウムシールドの設置許可で示す。
基準規則第43条への適合状況については3.8.2.1.4の項で示す。
本系統全体の概要図を図3.8-3に，本系統に属する重大事故等対処設備を表3.8-10に示 本系統に属する重大事故等対処設備を表3.8-10に，本系統全体の概要図を図す。
3.8-3に示す。
29 3.8.2.2.1

添 3.8-22⑤

本系統は，可搬型代替注水ポンプ(A-2級)により，代替淡水源（淡水貯水池及び防火水
槽）の水を復水補給水系配管を経由して原子炉格納容器の下部へ注水することで落下した溶融炉心を冷却できる設計とする。

本系統は，可搬型代替注水ポンプ(A-2級)3台により，複数の代替淡水源（防火水槽及び淡水貯水池）の水を復水補給水系配管を経由して原子炉格納容器下部へ注水する。

本系統の操作に当たっては，可搬型代替注水ポンプ（A-2級）に付属の操作スイッチによ 本系統の操作にあたっては，可搬型代替注水ポンプ（A-2級）に付属する操作
り，可搬型代替注水ポンプ（A-2級）を起動し運転を行う。
スイッチにより，可搬型代替注水ポンプ（A-2級）を起動し運転を行う。
可搬型代替注水ポンプ(A-2級)は，ディーゼルエンジンにより駆動できる設計とし，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。

30 3.8.2.2.1

添 3.8-22 削除

可搬型代替注水ポンプ(A-2級)は，ディーゼルエンジンにて駆動できる設計とし，燃料は軽油タンクよりタンクローリ（4kL）を用いて給油できる設計とする。

水源である防火水槽は，淡水貯水池から防火水槽への移送ホースを経由して補 ②（水源運用変更）
給できる設計とする。

11/20

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

なお，可搬型代替注水ポンプ(A-2級)を使用する際に接続する外部接続口は，共通の要因 なお，可搬型代替注水ポンプ(A-2級)を使用する際に接続する外部接続口は，共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に，位置的分散を図った建屋の複 通の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に，位置的分散数の異なる面に設置する。
された複数の異なる面に設置する。
31 3.8.2.2.1

添 3.8-22

本系統の流路のうち，格納容器下部注水系（常設）の主流路への合流以降は，格納容器
下部注水系（常設）と同様の流路で構成し，復水補給水系の配管，弁を経由して原子炉格
納容器下部へ注水する。格納容器下部注水系（常設）の主流路への合流以降について
は，「3.8.2.1格納容器下部注水系（常設）」で示す。

凡例：

本系統の流路のうち，格納容器下部注水系（常設）の主流路への合流以降は，格納容器下部注水系（常設）と同様の流路で構成し，復水補給水系の配管，弁を経由して原子炉格納容器下部へ注水する。格納容器下部注水系（常設）の主流
路への合流以降については，「3.8.2.1格納容器下部注水系（常設）」で示す。

⑤

格納容器下部注水系（常設）【重大事故防止設備】
PCV

Ｍ
Ｏ

ＭＯ

格納容器下部注水系（可搬型）【重大事故防止設備】

ＭＯ

Ｍ
Ｏ

ＭＯ

ＭＯ

RPV

ＭＯ

RPV

＜常設代替交流電源設備＞

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

※１

D/W

第一ガスタービン発電機

ＭＯ

残留熱除去系ポンプ（A）

ＭＯ

ＭＯ

W/W
残留熱除去系
熱交換器（A）

残留熱除去系ポンプ（C）

コリウム
シールド

W/W

残留熱除去系
ポンプ（B）＜可搬型代替交流電源設備＞

残留熱除去系
熱交換器（B）※１
ＭＯ

海水

32 3.8.2.2.1

防火水槽
または
淡水貯水池

MUWC接続口（北）

添 3.8-23

電源車

残留熱除去系
熱交換器（C）

ＭＯ

ＭＯ

MUWC可搬式接続口※２ （東）

ＭＯ

各負荷へ

ＭＯ

復水
貯蔵槽

各負荷へ
CSP大容量接続口

T/B

復水移送ポンプ

T/B
各負荷
各負荷へ

使用済燃料
プール
スキマサー
ジタンクへ

②（第2GTGの自主設備化）MUWC接続口（南）※２へ

・水源については「3.13 重大事故等の収束に必要となる
大容量送水車
大容量送水車(熱交換器ユニット用)

可搬型代替注水ポンプ
可搬型代替注水ポンプ(A-2級)

水の供給設備（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）で示す。
・電源設備については「3.14 電源設備（設置許可基準規12/20

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No.

章番号

ページ番号

変更後

電源設備※3(燃料補給設
備を含む)

33 3.8.2.2.1

添 3.8-24

常設代替交流電源設備
第一ガスタービン発電機【常設】軽油タンク【常設】タンクローリ（16kL）【可搬】
第一ガスタービン発電機用燃料タンク【常設】第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】可搬型代替交流電源設備
電源車【可搬】
軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
代替所内電気設備
緊急用断路器【常設】緊急用電源切替箱断路器【常設】緊急用電源切替箱接続装置【常設】AM 用動力変圧器【常設】AM 用 MCC【常設】AM 用切替盤【常設】AM 用操作盤【常設】非常用高圧母線 C 系【常設】非常用高圧母線 D 系【常設】燃料補給設備軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】

3.8.2.2.2 主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。

34 3.8.2.2.2

35 3.8.2.2.3③評価進捗による変更・修正

変更前
電源設備※3(燃料補給設
備を含む)

常設代替交流電源設備
第一ガスタービン発電機【常設】及び第二ガスタービン発電機【常設】
軽油タンク【常設】タンクローリ（16kL）【可搬】
第一ガスタービン発電機用燃料タンク【常設】及び第二ガスタ
ービン発電機用燃料タンク【常設】第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】及び第二ガ
スタービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】可搬型代替交流電源設備
電源車【可搬】
軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
代替所内電気設備
緊急用高圧母線【常設】緊急用断路器【常設】②（第2GTGの自主設備化）

緊急用電源切替箱断路器【常設】緊急用電源切替箱接続装置【常設】AM 用動力変圧器【常設】AM 用 MCC【常設】AM 用切替盤【常設】AM 用操作盤【常設】非常用高圧母線 C 系【常設】非常用高圧母線 D 系【常設】燃料補給設備軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】

3.8.2.2.2 主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。

(1)可搬型代替注水ポンプ（A-2級）（6号及び7号炉共用）(1)可搬型代替注水ポンプ（A-2級）（6号及び7号炉共用）
種類
：うず巻型
種類
：ターボ型
容量
：120m3/h/台
容量：120 m3/h
吐出圧力：0.85MPa[gage]添 3.8-25
吐出圧力：0.85MPa
最高使用圧力 ：2.0MPa[gage]
最高使用圧力 ：1.76MPa
最高使用温度 ：60℃
最高使用温度 ：40℃
個数：16（予備1）個数：12（6／プラント）（予備1）
設置場所
：屋外
設置場所
：屋外
保管場所
：荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所並びに5号炉東側第二保管場所：荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所
保管場所
原動機出力 ：110kW
原動機出力 ：100kW
3.8.2.2.3 格納容器下部注水系（可搬型）の多重性又は多様性及び独立性，位置的分散
格納容器下部注水系（可搬型）は可搬型重大事故緩和設備であり，常設重大事故緩和
添 3.8-25 設備の格納容器下部注水系（常設）に対し，多重性又は多様性及び独立性，位置的分散を図る設計としている。
これらの詳細については，3.8.2.1.3の項に記載のとおりである。

変更理由

3.8.2.2.3 多重性又は多様性及び独立性，位置的分散
原子炉格納容器下部注水設備は，常設及び可搬型を設置することにより，それぞれに対し多重性又は多様性，独立性，位置的分散を図る設計としている。
これらの詳細については，3.8.2.1.3の項に記載の通りである。

①（ＴＢＰ対応に伴う保管場
所の追加）

⑤

13/20

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

36

章番号

3.8.2.2.4.
1

ページ番号

添 3.8-26

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。

(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。

格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2級）は，屋外の荒浜側高台
保管場所及び大湊側高台保管場所並びに5号炉東側第二保管場所に保管し，重大事故等時に原子炉建屋の接続口付近の屋外に設置する設備であることから，想定される重大事故等時における，屋外の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，以下の表3.8-11に示す設計とする。

格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2級）は，屋外の荒 ①（ＴＢＰ対応に伴う保管場
浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所に保管し，重大事故等時に原子炉 所の追加）
建屋の接続口付近の屋外に設置する設備であることから，想定される重大事故等時における，屋外の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，以下の表3.8-11に示す設計とする。

また，可搬型代替注水ポンプ（A-2級）については，可搬型代替注水ポンプ（A-2
また，可搬型代替注水ポンプ（A-2級）については，付属の操作スイッチからのスイッチ操級）操作盤の操作スイッチからのスイッチ操作で起動する設計とする。
作で起動する設計とする。
可搬型代替注水ポンプ操作盤の操作スイッチ，各接続口付属の弁を操作するに可搬型代替注水ポンプ（A-2級）は付属の操作スイッチ及び操作に必要な弁を操作するにあたり，運転員のアクセス性，操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。まあたり，運転員のアクセス性，操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，それぞ
た，それぞれの操作対象については銘板をつけることで識別可能とし，運転員のれの操作対象については銘板をつけることで識別可能とし，運転員の操作及び監視性を操作及び監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。
3.8.2.2.4.
37
添 3.8-27 考慮して確実に操作できる設計とする。
1
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）は，接続口まで屋外のアクセスルートを通行して可搬型代替注水ポンプ（A-2級）は，接続口まで屋外のアクセスルートを通行してアクセス
アクセス可能な設計とするとともに，設置場所にて輪留めによる固定等が可能な可能な設計とするとともに，設置場所にて輪留めによる固定等が可能な設計とする。
設計とする。ホースの接続作業にあたっては，特殊な工具，および技量は必要とホースの接続作業に当たっては，特殊な工具，及び技量は必要とせず，簡便な結合金具
せず，簡便な結合金具による接続方式並びに一般的な工具を使用することによによる接続並びに一般的な工具を使用することにより，確実に接続が可能な設計とする。
り，確実に接続が可能な設計とする。
（51-3，51-7）（51-4-2,4,51-7-1～5）

⑤

14/20

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

表 3.8-12 操作対象機器
機器名称

38

3.8.2.2.4.
1

添 3.8-28

操作場所

操作方法

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）

起動・停止 屋外設置位置

スイッチ
操作

MUWC 接続口外側隔離弁 1(A)弁閉→弁開 屋外接続口位置

手動操作

MUWC 接続口外側隔離弁 2(A)弁閉→弁開 屋外接続口位置

手動操作

MUWC 接続口外側隔離弁 1(B)

弁閉→弁開 屋外接続口位置

手動操作

MUWC 接続口外側隔離弁 2(B)

弁閉→弁開 屋外接続口位置

手動操作

MUWC 可搬式接続口隔離弁 1

弁閉→弁開 屋外接続口位置

手動操作

MUWC 可搬式接続口隔離弁 2

弁閉→弁開 屋内接続口位置

手動操作

MUWC 可搬式接続口隔離弁 3

弁閉→弁開 屋内接続口位置

手動操作

MUWC 接続口外側隔離弁 1(A)弁閉→弁開 屋外接続口位置

手動操作

MUWC 接続口内側隔離弁(B)弁閉→弁開 屋外接続口位置

手動操作

MUWC 接続口内側隔離弁(A)弁閉→弁開 原子炉建屋地上 2 階（二次格納施設外）

手動操作

ホース接続 屋外又は原子炉建屋
内

人力接続

ホース

(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
39

3.8.2.2.4.
1

状態の変化

(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2級）は，表3.8-13に示すよう 格納容器下部注水系（可搬型）は，表3.8-13に示すように発電用原子炉の運転中に機能・性能試験及び弁動作試験を，また，発電用原子炉の停止中に機能・査，外観検査が可能な設計とする。
性能試験及び弁動作試験と分解検査，外観検査が可能な設計とする。
格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2級）は，発電用原子炉の運 格納容器下部注水系（可搬型）である可搬型代替注水ポンプ（A-2級）は，発電
転中又は停止中に分解又は取替え，車両としての運転状態の確認及び外観の確認が可 用原子炉の運転中又は停止中に分解又は取替，車両としての運転状態の確認能な設計とする。
が可能な設計とする。

添 3.8-29 に発電用原子炉の運転中又は停止中に独立して機能・性能試験，弁動作試験，分解検また，発電用原子炉の運転中又は停止中に，淡水貯水池を水源とし，可搬型代替注水ポンプ（A-2級），仮設流量計，ホースの系統構成で淡水貯水池へ送水する試験を行うテスト
ラインを設けることで，他系統と独立した試験系統で格納容器下部注水系（可搬型）の機
3.8.2.2.4.
40
添 3.8-29 能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な系統設計とする。なお，接続口から復水補給1
水系主配管までのラインについては，上記の試験に加えて，発電用原子炉の運転中又は停止中に各接続口の弁動作試験を実施することで弁開閉動作の確認が可能な設計とする。

⑤

また，発電用原子炉の運転中又は停止中に，淡水貯水池を水源とし，可搬型代
替注水ポンプ（A-2級），仮設流量計，ホースの系統構成で淡水貯水池へ送水す
る試験を行うテストラインを設けることで，他系統と独立したテストラインで格納容器下部注水系（可搬型）の機能，機能，性能試験が可能な系統設計とする。なお，接続口から復水補給水系主配管までのラインについては，上記の試験に加えて，発電用原子炉の運転中又は停止中に各接続口付属の弁が，開閉動作確
認可能な構成とすることで弁動作試験が可能な設計とする。

⑤

⑤

15/20

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

41

3.8.2.2.4.
1

添 3.8-30

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

②（水源運用変更）

図3.8-4 格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水 タイム
チャート（1/2）＊
図3.8-4 格納容器下部注水系（可搬型）によるタイムチャート＊

経過時間（分）

10

20

30

40

50

60

70

80

90

200

210

220

230

240

250

260

270

280

290

300

310

320

330

340

原子炉格納容器下部への注水（初期水張り）

手順の項目

450

0

10

備考

20

原子炉格納容器下部への注水（注水継続）要員（数）330分 ※1

中央制御室運転員Ａ，B

5分 ※3

注水確認

2

注水確認

5号炉原子炉建屋内緊急時対策所～荒浜側高台保管場所移動
可搬型代替注水ポンプの健全性確認
緊急時対策要員6名で対応する。

可搬型代替注水ポンプ2台移動～配置
送水準備
可搬型代替注水ポンプによる送水

屋外～5号炉東側第二保管場所移動

423.8.2.2.4.
1

添 3.8-30[淡水貯水池を水源とした場合（あらかじめ敷設してあるホースが使用できない場合）]

可搬型代替注水ポンプの健全性確認
緊急時対策要員

6

可搬型代替注水ポンプ2台移動～配置

※1

送水準備
送水

注水（初期水張り） ※2 必要注水量到達後注水停止

緊急時対策要員6名のうち4名で対応する。

送水 ＲＰＶ破損後の注水開始（注水継続）―②（水源運用変更）

送水準備
緊急時対策要員6名のうち2名で対応する。

※1 緊急時対策要員6名で2ユニット分を対応した場合，6号炉への送水開始まで約330分，7号炉への送水開始まで約345分で可能である。
緊急時対策要員10名で2ユニット分を対応した場合，6号炉及び7号炉への送水開始まで約225分で可能である。
※2 90ｍ3 /hにて120分注水。
※3 ＲＰＶ破損が確認されてから注水開始までの時間。

図3.8-5 格納容器下部注水系（可搬型）による原子炉格納容器下部への注水 タイム
チャート（2/2）＊(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2級）は，通常時は接続先の系統と分離して保管することで，他の設備に悪影響を及ぼさない運用とする。放射性物質を含む系統と含まない系統を区分するため，接続口は，全閉隔離する設計とする。
格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2級）は，通常時はまた，格納容器下部注水系（可搬型）を用いる場合は，弁操作等によって，通常時の系統 接続先の系統と分離された状態で保管することで，他の設備に悪影響を及ぼさ3.8.2.2.4.
43
添 3.8-31
1
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 ない運用とする。放射性物質を含む系統と含まない系統を区分するため，接続口ない設計とする。
は，全閉隔離する設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）は，治具や輪留めによる固定等をすることで，他の設備に また，格納容器下部注水系（可搬型）を用いる場合は，弁操作等によって，通常悪影響を及ぼさない設計とする。
時の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，他の設可搬型代替注水ポンプ（A-2級）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 備に悪影響を及ぼさない設計とする。
する。
（51-4-2,4）（51-4，51-5）

⑤

16/20

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。

格納容器下部注水系（可搬型）の系統構成に操作が必要な機器の設置場所，操格納容器下部注水系（可搬型）の系統構成に操作が必要な機器の設置場所，操作場所を
作場所を表3.8-14に示す。このうち，屋外で操作する可搬型代替注水ポンプ（A表3.8-14に示す。このうち，屋外で操作する可搬型代替注水ポンプ（A-2級），MUWC接続2級），各接続口付属の弁（屋外），各接続口遠隔手動弁操作設備付操作弁（屋
口外側隔離弁1(A)，2(A)及びMUWC接続口外側隔離弁1(B)，2(B)，MUWC可搬式接続口隔外），ホースは，屋外にあり操作位置及び作業位置の放射線量が高くなるおそれ
3.8.2.2.4.
44
添 3.8-31 離弁1，MUWC接続口内側隔離弁(B)，ホースは，屋外にあるため操作位置及び作業位置
1が少ないため操作が可能である。各接続口遠隔手動弁操作設備付操作弁（屋の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。MUWC接続口内側隔離弁内）については，原子炉建屋地上2階（原子炉建屋の二次格納施設外）に設置さ(A)については，原子炉建屋地上2階（原子炉建屋内の原子炉区域外）に設置されているこ
れていることから，操作位置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作がとから，操作位置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。
可能である。
なお，原子炉建屋内にホースを設置する場合は，放射線量を確認して，適切な放射線対策
なお，原子炉建屋内にホースを設置する場合は，放射線量を確認して，適切な放に基づき作業安全確保を確認した上で作業を実施する。
射線防護対策で作業安全確保を確認した上で作業を実施する。
（51-7）（51-7-1～5）
表 3.8-14
機器名称

45

3.8.2.2.4.
1

添 3.8-32

操作対象機器設置場所
設置場所

操作場所

可搬型代替注水ポンプ（A-2 級） 屋外設置位置

屋外設置位置

各接続口付属の弁（屋外）

屋外接続口位置

屋外接続口位置

各接続口付属の弁（屋内）

屋内接続口位置

屋内接続口位置

屋外接続口位置

屋外接続口位置

各接続口遠隔手動弁操作設備
付操作弁（屋外）⑤⑤

原子炉建屋地上 2 階 原子炉建屋地上 2 階
各接続口遠隔手動弁操作設備（原子炉建屋の二次 （原子炉建屋の二次格納付操作弁（屋内）
格納施設外）
施設外）
ホース

屋外又は原子炉建屋
内

屋外又は原子炉建屋内

17/20

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。

格納容器下部注水系（可搬型）である可搬型代替注水ポンプ（A-2級）の容量
格納容器下部注水系（可搬型）である可搬型代替注水ポンプ（A-2級）は，想定される重大 は，運転中の原子炉における重大事故シーケンスのうち，溶融炉心・コンクリート
事故等時において，原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心を冷却するために必要な注 相互作用に係る有効性評価解析（原子炉設置変更許可申請書添付書類十）にお水流量を有する設計とする。
いて，有効性が確認されている原子炉格納容器下部への注水流量が約2時間で注水流量としては，格納容器破損防止の重要事故シーケンスのうち，高圧溶融物放出／ 180m3であることから，90m3/h必要とする。可搬型代替注水ポンプ(A-2級)は，消格納容器雰囲気直接加熱に係る有効性評価解析（原子炉設置変更許可申請書添付書類 防法に基づく技術上の規格を満足するものを採用しており，その規格上要求され十）において，有効性が確認されている原子炉格納容器下部への注水流量が約2時間で る性能は120m3/hであることから，注水流量90m3/h達成可能な揚程を確保可能 ②（水源運用
3.8.2.2.4.
46
添 3.8-33変更）
2
180m3であることから，90m3/hで注水可能な設計とする。
である。
⑤
原子炉格納容器下部に注水する場合の可搬型代替注水ポンプ（A-2級）の揚程は，原子 また，原子炉格納容器下部注水する場合の可搬型代替注水ポンプ（A-2級）の揚炉格納容器に注水する場合の水源（淡水貯水池）と注水先（原子炉格納容器）の圧力差， 程は，水源と移送先の圧力差（大気開放である防火水槽等と原子炉格納容器の静水頭，機器圧損，配管，ホース及び弁類圧損を考慮した設計とする。
圧力差），静水頭，ホース圧損，配管及び弁類の圧損を基に設定する。
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）は，重大事故等時において，原子炉格納容器下部への注 可搬型代替注水ポンプ（A-2級）は，重大事故時において，格納容器下部注水に水に必要な流量を確保できる容量を有するものを１セット4台使用する。保有数は1プラント 必要な流量を確保できる容量を有するものを１セット3台使用する。保有数は1プ
あたり2セット8台，6号及び7号炉共用で4セット16台と，故障時及び保守点検による待機除 ラントあたり2セット6台，6号及び7号炉共用で4セット12台と，故障時及び保守点
外時のバックアップ用として1台（共用）の合計17台を分散して保管する。
検による待機除外時のバックアップ用として1台（共用）の合計13台を分散して保（51-6）管する。
（51-6-6～12）(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

47

3.8.2.2.4.
2

添

3.833,34(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水ポンプ（A-2級）の接続箇所は，低圧代 格納容器下部注水系（可搬型）である可搬型代替注水ポンプ（A-2級）の接続箇
替注水系（可搬型），代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型），燃料プール代替注水系及び 所は，低圧代替注水系，復水貯蔵槽への補給にも使用することができるよう，可復水貯蔵槽への水の補給にも使用することができるよう，可搬型代替注水ポンプ（A-2級） 搬型代替注水ポンプ（A-2級）から来るホースと接続口について，簡便な接続方
から来るホースと接続口について，簡便な接続方式である結合金具にすることに加え，接 式である結合金具にすることに加え，接続口の口径を75A又は65Aに統一し，75A
続口の口径を75A又は65Aに統一し，75A／65Aの接続治具を配備しておくことで常設設備 ／65Aのレデューサを配備しておくことで常設設備と確実に接続ができる設計とと確実に接続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 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，可搬型代替注水う，可搬型代替注水ポンプ（A-2級）から来るホースと接続口について，ホースと接続口を ポンプ（A-2級）から来るホースと接続口について，ホースと接続口を簡便な接続
簡便な接続方式である結合金具にすることに加え，接続口の口径を75A又は65Aに統一方式である結合金具にすることに加え，接続口の口径を75A又は65Aに統一し，し，75A／65Aの接続治具を配備しておくことで確実に接続ができる設計とする。
75A／65Aのレデューサを配備しておくことで確実に接続ができる設計とする。
（51-7）（51-7-1～5）

⑤

18/20

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

③評価進捗による変更・修正

変更前(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

格納容器下部注水系（可搬型）である可搬型代替注水ポンプ（A-2級）の接続箇所である
格納容器下部注水系（可搬型）である可搬型代替注水ポンプ（A-2級）の接続箇
接続口は，重大事故等時の環境条件，自然現象，外部人為事象，溢水及び火災の影響に所である接続口は，重大事故等時の環境条件，自然現象，外部人為事象，溢水より接続できなくなることを防止するため，接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に及び火災の影響により接続できなくなることを防止するため，接続口をそれぞれ設ける設計とする。
互いに異なる複数の場所に設ける設計とする。
6号炉については，接続口から復水補給水系配管まで鋼製配管でつながる「接続口（屋内
6号炉については，接続口から復水補給水系配管まで鋼製配管でつながる「接続本設）」を原子炉建屋南側に１箇所，原子炉建屋東側に１箇所設置し，接続口から復水補3.8.2.2.4.
48
添 3.8-34
口（屋内本設）」を原子炉建屋南側に１箇所，原子炉建屋東側に１箇所設置し，接2給水系配管まで建屋内にホースを敷設してつながる「接続口（屋内ホース）」を原子炉建屋
続口から復水補給水系配管まで建屋内にホースを敷設してつながる「接続口（屋内東側に１箇所設置し,合計3箇所設置することで共通要因によって接続できなくなることを内ホース）」を原子炉建屋内東側に１箇所設置し,合計3箇所設置することで共通防止する設計とする。
要因によって接続できなくなることを防止する設計とする。
7号炉については，接続口から復水補給水系配管まで鋼製配管でつながる「接続口（屋内
7号炉については，接続口から復水補給水系配管まで鋼製配管でつながる「接続本設）」を原子炉建屋南側に１箇所，原子炉建屋北側に１箇所設置し，接続口から復水補口（屋内本設）」を原子炉建屋南側に１箇所，原子炉建屋北側に１箇所設置し，接給水系配管まで建屋内にホースを敷設してつながる「接続口（屋内ホース）」を原子炉建屋
続口から復水補給水系配管まで建屋内にホースを敷設してつながる「接続口（屋内東側に１箇所設置し,合計3箇所設置することで共通要因によって接続できなくなることを内ホース）」を原子炉建屋内東側に１箇所設置し,合計3箇所設置することで共通防止する設計とする。
要因によって接続できなくなることを防止する設計とする。
（51-7）（51-7-1～5）(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
3.8.2.2.4.
492

3.8.2.2.4.
2⑤(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

格納容器下部注水系（可搬型）である可搬型代替注水ポンプ（A-2級）は，地震，津波その 格納容器下部注水系（可搬型）である可搬型代替注水ポンプ（A-2級）は，地震，①（ＴＢＰ対応
他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる影響，設計基 津波その他の自然現象又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズム
添 3.8-35に伴う保管場準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の条件を考慮し，格納容器下部 による影響，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備の配置その他の所の追加）
注水系（常設）である復水移送ポンプと位置的分散を図り，発電所敷地内の高台の大湊側 条件を考慮し，格納容器下部注水系（常設）である復水移送ポンプと位置的分散
高台保管場所及び荒浜側高台保管場所並びに5号炉東側第二保管場所に分散して保管 を図り，発電所敷地内の高台の大湊側高台保管場所及び荒浜側高台保管場所する。
に分散して保管する。
（51-8）（51-8-1,2）(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。

50

変更理由

添

3.835,36

格納容器下部注水系（可搬型）である可搬型代替注水ポンプ（A-2級）は，通常時は高台の荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所並びに5号炉東側第二保管場所に分散して保管しており，想定される重大事故等が発生した場合においても，保管場所から接続場所までの運搬経路について，設備の運搬及び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。（『可搬型重大事故等対処設備保管場所
及びアクセスルートについて』参照）（51-9）(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
格納容器下部注水系（可搬型）である可搬型代替注水ポンプ（A-2級）は，通常①（ＴＢＰ対応
時は高台に保管しており，想定される重大事故等が発生した場合においても，保 に伴う保管場
管場所から接続場所までの運搬経路について，設備の運搬及び移動に支障をき 所の追加）
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。（『可搬型重大事故等対処設備保管場所及びアクセスルートについて』参照）（51-9-1,2）

19/20

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

51 3.8.3.1.1

ページ番号

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由

3.8.3.1.1 設備概要
3.8.3.1.1 設備概要
消火系による原子炉格納容器下部への注水設備は，炉心の著しい損傷が発生した場合 消火系による原子炉格納容器下部への注水設備は，炉心の著しい損傷が発において原子炉格納容器の破損を防止するために原子炉格納容器下部への注水を実施 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原子炉格納容器するものである。なお，本設備は事業者の自主的な取り組みで設置するものである。
下部への注水を実施するものである。なお，本設備は事業者の自主的な取り組
本系統は，ディーゼル駆動消火ポンプを用い，ろ過水タンクを水源とした消火系配管保有 みで設置するものである。
②（第2GTGの添 3.8-37 水を消火系配管，弁類及び復水補給水系配管を経由して，原子炉格納容器下部への注水 本系統は，ディーゼル駆動消火ポンプを用い，ろ過水タンクを水源とした消火系
自主設備化）が可能な設備構成としている。消火系の電動弁については，全交流動力電源が喪失した 配管保有水を消火系配管，弁類及び復水補給水系配管を経由して，原子炉格納場合であっても，プラント近傍又は高台に配備した常設代替交流電源設備（第一ガスター 容器下部への注水が可能な設備構成としている。消火系の電動弁については，
ビン発電機）又は可搬型代替交流電源設備(電源車)からの給電により，中央制御室から遠 全交流動力電源が喪失した場合であっても，プラント近傍又は高台に配備した代隔で操作が可能である。
替交流電源設備からの給電により，中央制御室から遠隔で操作が可能である。
（51-11）（51-10-2）

20/20

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対処対処設備について
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【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

1

2

章番号

3.9.1

3.9.1

ページ番号

添 3.9-2

添 3.9-2

変更後

4

－

3.9.1

－

添 3.9-2

変更前

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 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「水素爆発」という。）による破損を防止する必要がある場合 爆発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の設備として， 納容器の破損を防止するために必要な設備を設ける。
不活性ガス系，格納容器圧力逃がし装置，耐圧強化ベント系及び水素濃度監視設備を設ける。なお，不活性ガス系は設計基準対象施設であり，炉心の著しい損傷が発生した場合に使用するものではないため，重大事故等対処
設備とは位置付けない。
(2) 格納容器圧力逃がし装置の設置（設置許可基準規則解釈の第1項c)e)） (2) 格納容器圧力逃がし装置及び代替格納容器圧力逃がし装置の設置
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水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止できるよう，原子炉格納容器 素爆発による破損を防止するための設備として，格納容器圧力逃がし装置内に滞留する水素ガス及び酸素ガスを大気へ排出するために使用する。
及び代替格納容器圧力逃がし装置を設置する。
－

3③評価進捗による変更・修正

運用にあたっては，炉心損傷後に原子炉格納容器の圧力が限界圧力である
最高使用圧力の2倍（2Pd）に到達する前に原子炉格納容器の過圧破損防止対策を目的とするもの，及び代替循環冷却系を使用した際に原子炉格納容器内で発生する水素ガス及び酸素ガスにより原子炉格納容器内で水素爆発することを防止するために可燃性ガスを排出することを目的とする。また，上記設備の設置においては以下の条件を満たす設計とする。なお，原子炉格
納容器の不活性化及び水素濃度監視設備の設置に加えて，格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系を設置することにより，設置許可基準規則
第52条に対する要求事項に適合させるものとするが，更なる安全性向上の観点から代替格納容器圧力逃がし装置を追って設置することにより，格納容器圧力逃がし装置に対する多重化を図るものとする。

ⅰ) 格納容器圧力逃がし装置は，排気中に含まれる水素ガス及び酸素ガス ⅰ) 排出経路での水素爆発を防止するため，系統待機中に系統内を窒素置による水素爆発を防ぐため，系統内を不活性ガス（窒素ガス）で置換した状 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ガスと酸素ガスに態で待機させ，使用後においても不活性ガスで置換できる設計とし，排出経 より系統内が可燃域となることを防止する設計とする。また，ベント停止後に路に水素ガス及び酸素ガスが蓄積する可能性のある箇所にはバイパスライ 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で発生する水ンを設け，水素ガス及び酸素ガスを連続して排出できる設計とする。
素ガス及び酸素ガスによって，系統内が可燃域に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とが可能な設計とする。

変更理由

⑤

⑤

②（代替循環冷
却系設置に伴う代替格納容器圧
力逃がし装置の記載削除による
修正）
⑤

⑤

1/25

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

5

6

章番号

3.9.1

3.9.1

ページ番号

添 3.9-2

添 3.9-2

7

3.9.1

添 3.9-38

3.9.1

添 3.9-4

9

3.9.2.1.1

添 3.9-5

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

また，炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内雰囲 また，排気経路にフィルタ装置及びよう素フィルタを設置することにより，排出気ガスを不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。
き，放射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， 排気中に含まれる放射性物質の環境への排出を低減しつつ，
ジルコニウム－水反応及び水の放射線分解により発生する原子炉格納容器
内の水素ガス及び酸素ガスを大気に排出できる設計とする。
ⅱ) 格納容器圧力逃がし装置のうち，フィルタ装置水素濃度は，常設代替交 ⅱ) 格納容器圧力逃がし装置及び代替格納容器圧力逃がし装置の電源に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。 ついては，重大事故等対処設備である常設代替直流電源設備及び常設代
また，フィルタ装置出口放射線モニタは，常設代替直流電源設備又は可搬型 替交流電源設備により受電可能とし，多様性を備えた設計とする。
直流電源設備から給電が可能な設計とする。
（設置許可基準規則解釈の第1項e)）ⅰ) 炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内雰囲気 ⅰ) 排出経路での水素爆発を防止するため，耐圧強化ベント系を使用する
ガスを排出するために使用する際には，排気中に含まれる水素ガス及び酸 前に外部より排出経路の配管へ不活性ガスを供給することで，ベント実施時
素ガスによる水素爆発を防止するため，系統待機中に原子炉格納容器から に排出ガスに含まれる水素ガスと酸素ガスにより系統内が可燃域に達する
耐圧強化ベント弁までの配管については，系統内を不活性ガス（窒素ガス） ことを防止する設計とする。
で置換しておく運用とする。また，排出経路に水素ガス及び酸素ガスが蓄積する可能性のある箇所についてはバイパスラインを設け，水素ガス及び酸素
ガスを連続して排出できる設計とする。さらに，可搬型窒素供給装置は，耐圧強化ベント系を使用する前に外部より排出経路の配管へ不活性ガス（窒素ガス）を供給できる設計とする。
また，本設備は事故後8日目以降に使用するものである。
－
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水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止できるよう，原子炉格納容器内に滞留する水素ガス及び酸素ガスを大気へ排出するために使用する。
本系統は，フィルタ装置，よう素フィルタ及びラプチャーディスク，電源設備（常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，代替所内電気設備，
常設代替直流電源設備，可搬型直流電源設備），計測制御装置，流路である不活性ガス系，耐圧強化ベント系，格納容器圧力逃がし装置及び遠隔空気駆動弁操作設備の配管及び弁並びにホース等，排出元である原子炉格
納容器（サプレッション・チェンバ，真空破壊弁を含む）で構成する。

変更理由

⑤

②（代替循環冷
却系設置に伴う代替格納容器圧
力逃がし装置の記載削除による修正）⑤⑤

格納容器圧力逃がし装置は，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であり，かつ残留熱除去系の使用が不可能な場合に，炉心の著しい損傷又は原子炉格納容器の破損を防止するため，大気を最終ヒートシンクとして熱を輸送するために重大事故防止
設備として設けるものであり，フィルタ装置，よう素フィルタ及びラプチャーディ ①（サプレッション
チェンバの扱いにスク等で構成する。
ついての修正）2/25

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

10

3.9.2.1.1

添 3.9-5

11

3.9.2.1.1

添 3.9-5

変更後

変更前

また，炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内雰囲 －気ガスを不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，排気中に含まれる放射性物質の環境への排出を低減しつつ，ジルコニウム－水反応及び水の放射線分解により発生する原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスを大気に排出できる設計とする。
また，フィルタ装置出口放射線モニタ，フィルタ装置水素濃度の詳細は，「3.15計装設備（設置許可基準規則第58条に対する設計方針を示す章）」で示す。

③評価進捗による変更・修正

変更理由

⑤

－
⑤

3/25

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

12

3.9.2.1.1

添 3.9-6

変更後

変更前③評価進捗による変更・修正

変更理由①（遠隔空気駆動弁操作設備の追加）

表 3.9-1

格納容器圧力逃がし装置に関する重大事故等対処設備一覧

設備区分
主要設備

設備名
フィルタ装置【常設】よう素フィルタ【常設】ラプチャーディスク【常設】フィルタ装置出口放射線モニタ【常設】フィルタ装置水素濃度【常設】附属設備

ドレン移送ポンプ【常設】ドレンタンク【常設】遠隔手動弁操作設備【常設】遠隔空気駆動弁操作用ボンベ【可搬】
可搬型窒素供給装置【可搬】
スクラバ水 pH 制御設備【可搬】
フィルタベント遮蔽壁【常設】4/25

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後
表 3.9-1

変更理由

格納容器圧力逃がし装置に関する重大事故等対処設備一覧

設備区分
主要設備

変更前

③評価進捗による変更・修正

設備名
フィルタ装置【常設】よう素フィルタ【常設】ラプチャーディスク【常設】フィルタ装置出口放射線モニタ【常設】フィルタ装置水素濃度【常設】附属設備

ドレン移送ポンプ【常設】ドレンタンク【常設】遠隔手動弁操作設備【常設】遠隔空気駆動弁操作用ボンベ【可搬】
可搬型窒素供給装置【可搬】
スクラバ水 pH 制御設備【可搬】
フィルタベント遮蔽壁【常設】
配管遮蔽【常設】13

3.9.2.1.1

排出元

原子炉格納容器（サプレッション・チェンバ，真空破壊弁を含む）
【常設】

流路

不活性ガス系 配管・弁【常設】耐圧強化ベント系 配管・弁【常設】
格納容器圧力逃がし装置 配管・弁【常設】添 3.9-7

遠隔空気駆動弁操作設備

配管・弁【常設】

ホース・接続口【可搬】
注水先－

電源設備※1

常設代替交流電源設備
第一ガスタービン発電機【常設】軽油タンク【常設】①（遠隔空気駆動弁操作設備の追加）

タンクローリ（16kL）【可搬】
第一ガスタービン発電機用燃料タンク【常設】第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ【常設】可搬型代替交流電源設備
電源車【可搬】
軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
代替所内電気設備
緊急用断路器【常設】緊急用電源切替箱断路器【常設】緊急用電源切替箱接続装置【常設】5/25

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

14

3.9.2.1.1

添 3.9-815

3.9.2.1.1

添 3.9-8

変更後

－

－

変更前

変更理由

①（手順の判断基準に用いる計装設備のSA設備
化）※3 ：重大事故等対処設備を活用する手順等の着手の判断基準として用い －る補助パラメータ－

16③評価進捗による変更・修正

3.9.2.2 代替格納容器圧力逃がし装置
3.9.2.2.1 設備概要
代替格納容器圧力逃がし装置は，格納容器圧力逃がし装置が機能喪失した場合においても，炉心の著しい損傷又は原子炉格納容器の破損を防止するため，大気を最終ヒートシンクとして熱を輸送するために重大事故防止設
備として設けるものであり，フィルタ装置，よう素フィルタ及びラプチャーディス
ク等で構成する。
本系統に関する系統概要図を図3.9-2，本系統に関する重大事故等対処設
備一覧を表3.9-2に示す。
代替格納容器圧力逃がし装置の詳細は，「3.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備（設置許可基準規則第50条に対する設計方針を示す章）」で示す。

①（手順の判断基準に用いる計装設備のSA設備
化）②（代替循環冷
却系設置に伴う代替格納容器圧
力逃がし装置の記載削除による
修正）

6/25

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由

－

17

－

－

②（代替循環冷
却系設置に伴う代替格納容器圧
力逃がし装置の記載削除による
修正）

7/25

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由

－

18

－

－

②（代替循環冷
却系設置に伴う代替格納容器圧
力逃がし装置の記載削除による
修正）

8/25

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

－

19

20

21

－

3.9.2.2.1

3.9.2.2.1②（代替循環冷
却系設置に伴う代替格納容器圧
力逃がし装置の記載削除による
修正）－

添 3.9-9

添 3.9-9

耐圧強化ベント系は，炉心の著しい損傷が発生した場合において，代替循環 耐圧強化ベント系は，設計基準事故対処設備の有する最終ヒートシンクへ熱冷却系を長期使用した際に，水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止 を輸送する機能が喪失した場合であり，かつ残留熱除去系が使用できないできるよう，原子炉格納容器内に滞留する水素ガス及び酸素ガスを大気へ 場合に，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排出するために使用する。
ものに限る。）を防止するため，大気を最終ヒートシンクとして熱を輸送するために重大事故防止設備として設けるものである。
耐圧強化ベント系はサプレッション・チェンバ及びドライウェルのいずれにも接続し，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水素ガス及び酸素ガスを排出するために使用する場合は，サプレッション・
チェンバのプール水による スクラビング効果が期待できるサプレッション・
チェンバ側からの排出経路のみを使用する。

本系統を使用する際には，サプレッション・チェンバ内でのスクラビング効果が期待できるウェットウェルベントを優先とするが，サプレッション・チェンバ側のベントラインが水没した場合，若しくは何らかの原因によりサプレッション・
チェンバ側からのベントが実施できない場合は，ドライウェル側からベントを行う。ドライウェルベントを行った際には，サプレッション・チェンバ内の雰囲気
ガスは真空破壊弁を経由してドライウェルへ排出される。

⑤

⑤

9/25

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

22

章番号

3.9.2.2.1

ページ番号

添 3.9-923

3.9.2.2.1

添 3.9-924

3.9.2.2.1

添 3.9-10

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

本系統は，サプレッション・チェンバ，可搬型窒素供給装置，電源設備（常設 本系統は配管及び弁等で構成し，原子炉格納容器内の雰囲気ガスを不活性代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，代替所内電気設備，常設代 ガス系及び本系統を経由して非常用ガス処理系へ導き，原子炉建屋屋上に替直流電源設備，可搬型直流電源設備），計測制御装置 ，流路である不活 設置している主排気筒（内筒）を通して大気へ放出する。
性ガス系，耐圧強化ベント系，遠隔空気駆動弁操作設備及び非常用ガス処
理系の配管及び弁並びにホース，主排気筒（内筒）等，排出元である原子炉
格納容器（真空破壊弁を含む） で構成する。
また，炉心の著しい損傷が発生した場合において，代替循環冷却系を長期使用した際に，ジルコニウム－水反応及び水の放射線分解により原子炉格
納容器内に発生する水素ガス及び酸素ガスを不活性ガス系等 を経由して，主排気筒（内筒）を通して大気へ排出できる設計とする。

本系統は，炉心損傷後に代替循環冷却系を長期使用した場合，原子炉格納容器内で発生する水素ガス及び酸素ガスによって原子炉格納容器が水素爆発することを防止するため，適切なタイミングにて原子炉格納容器内の雰囲
気ガスを排気する目的としても使用する。炉心損傷後に耐圧強化ベント系を使用する場合には，ウェットウェルベントのみ使用するものとする。

変更理由

⑤

⑤

①（遠隔空気駆動弁操作設備の追加）

10/25

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

25

3.9.2.2.1

添 3.9-11

変更後

27

3.9.2.2.2

3.9.2.2.2

添 3.9-13

添 3.9-13

変更理由①（遠隔空気駆動弁操作設備の追加）(1)耐圧強化ベント系
最高使用圧力 ：620kPa[gage]
最高使用温度 ：171℃
容量：約15.8kg/s
26

変更前③評価進捗による変更・修正－(2)サプレッション・チェンバ
個数
： 1
容量
： 約3,600m3
取付箇所 ： 原子炉建屋原子炉区域
なお，電源設備については「3.14電源設備（設置許可基準規則第57条に対す －る設計方針を示す章）」，計装設備については「3.15計装設備（設置許可基準
規則第58条に対する設計方針を示す章）」で示す。

⑤

⑤

11/25

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

28

章番号

3.9.2.2.3.1

ページ番号

添 3.9-14

変更後

変更前

耐圧強化ベント系を構成する機器は，原子炉建屋原子炉区域内及び屋外 －に設置されている設備であることから，想定される重大事故等時における原子炉建屋原子炉区域内及び屋外 の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，以下の表3.9-3に示す設計とする。
耐圧強化ベント系の操作の排出経路に設置される隔離弁は，重大事故等が発生した場合の原子炉建屋原子炉区域内の環境を考慮し，また，電源喪
失時においても操作可能なように，原子炉建屋内の原子炉区域外より遠隔手動弁操作設備を介しての人力操作が可能な設計とする。
耐圧強化ベント系のサプレッション・チェンバは原子炉建屋原子炉区域内の設備であることから，想定される重大事故等時における，原子炉建屋原子炉
区域内の環境条件及び荷重条件を考慮し，その機能を有効に発揮することができるよう，以下の表3.9-4に示す設計とする。

③評価進捗による変更・修正

変更理由

⑤

－
29

3.9.2.2.3.1

添 3.9-14⑤

12/25

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由

－

30

3.9.2.2.3.1

添 3.9-15⑤

13/25

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

31

32

章番号

3.9.2.2.3.1

3.9.2.2.3.1

ページ番号

変更後

添 3.9-16

耐圧強化ベント系を使用する際に操作が必要な隔離弁（一次隔離弁（サプ －レッション・チェンバ側），二次隔離弁，フィルタ装置入口弁，耐圧強化ベント弁）については，遠隔手動弁操作設備にて原子炉建屋内の原子炉区域外より人力にて遠隔操作することにより，重大事故等の環境下においても確実に操作が可能となる設計とする。また，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側），フィルタ装置入口弁，耐圧強化ベント弁については,遠隔空気駆動弁操作用ボンベ及び遠隔空気駆動弁操作設備にて原子炉建屋内の原子炉区域
外より遠隔操作することにより，重大事故等の環境下においても確実に操作が可能な設計とする。さらに，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）,二次
隔離弁については電源が復旧することにより，中央制御室でも遠隔操作可能である。二次隔離弁が使用できない場合には二次隔離弁バイパス弁を遠隔手動弁操作設備により，原子炉建屋内の原子炉区域外より人力にて遠隔操作することも可能である。なお，二次隔離弁バイパス弁についても，電源が復旧することにより，中央制御室でも遠隔操作可能である。表3.9-6に操作対象機器を示す。
これら操作機器については，運転員のアクセス性，操作性を考慮して十分な操作空間を確保する。また，それぞれの操作対象については銘板をつける
ことで識別可能とし，運転員の操作及び監視性を考慮して確実に操作が可能な設計とする。

添 3.9-16

耐圧強化ベント系大気放出ラインの窒素パージを行うための操作が必要な機器及び操作に必要な弁を表3.9-7に示す。このうち，耐圧強化ベント系N2パージ用元弁（原子炉建屋原子炉区域二次格納施設側）及び耐圧強化ベント系N2パージ用元弁（タービン建屋側）については，原子炉建屋内の原子炉区域外に設置されており，手動操作で開閉することが可能な設計とする。

③評価進捗による変更・修正

変更前

耐圧強化ベント系として使用する可搬型窒素供給装置を運転する場合は，可搬型窒素供給装置の配備及びホースの接続を行い，操作が必要な弁の開操作を実施して，窒素供給準備が完了した後，可搬型窒素供給装置を起動することで，耐圧強化ベント系大気放出ラインの窒素パージを行う。

変更理由①（二次隔離弁
バイパス弁の電動化，遠隔空気駆動弁操作設備のＳＡ設備化）
⑤

⑤

14/25

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由

－

33

3.9.2.2.3.1

添

3.9-17
3.9-18①（遠隔空気駆動弁操作設備の追加，二次隔離弁バイパス弁の電動化，一次隔離弁の中操操作化）

15/25

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

34

章番号

3.9.2.2.3.1

ページ番号

添

3.9-183.9-19変更後

変更前

耐圧強化ベント系において排出経路に設置される隔離弁（電動弁及び空気 －作動弁）については，表3.9-8に示すように発電用原子炉の停止中に機能・性能試験及び弁動作試験が可能な設計とする。発電用原子炉の運転中については，弁の開閉試験により系統内に封入されている窒素が外部に排出されることを防止するため，開閉試験は実施しない。
耐圧強化ベント系のサプレッション・チェンバは，表3.9-9に示すように発電用原子炉の停止中に，内部の確認が可能な設計とする。また，気密性能の確認として，全体漏えい率試験が可能な設計とする。発電用原子炉の運転中には中央制御室にて24時間に1回の頻度で水位の確認により漏えいの有
無の確認が可能な設計とする。

③評価進捗による変更・修正

変更理由

⑤

－

35

36

3.9.2.2.3.1

3.9.2.2.3.1

添 3.9-19

添 3.9-20⑤耐圧強化ベント系を使用する際には，流路に接続される弁（一次隔離弁（サ －プレッション・チェンバ側），二次隔離弁，フィルタ装置入口弁，耐圧強化ベント弁）を電源喪失時においても遠隔手動弁操作設備にて原子炉建屋内の原
子炉区域外より人力にて遠隔操作することにより，排気ガスを非常用ガス処
理系配管を経由して主排気筒（内筒）へ導くことが可能である。また，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側），フィルタ装置入口弁，耐圧強化ベント弁については, 遠隔空気駆動弁操作用ボンベ及び遠隔空気駆動弁操作設備にて
原子炉建屋内の原子炉区域外より遠隔操作可能である。さらに，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側），二次隔離弁については電源が復旧することにより，中央制御室でも遠隔操作可能である。二次隔離弁が使用できない場
合には二次隔離弁バイパス弁を遠隔手動弁操作設備により，原子炉建屋内の原子炉区域外より人力にて操作することも可能である。二次隔離弁バイパ
ス弁は，電源が復旧することにより，中央制御室でも遠隔操作可能である。
これにより，図3.9-3で示すタイムチャートのとおり速やかに切替え操作が可能である。

①（二次隔離弁
バイパス弁の電動化，遠隔空気駆動弁操作設備のＳＡ設備化）⑤

16/25

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

37

章番号

3.9.2.2.3.1

ページ番号

添 3.9-20

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

耐圧強化ベント系の可搬型窒素供給装置は，本来の用途以外の用途には 耐圧強化ベント系として使用する可搬型窒素供給装置は，本来の用途以外使用しない。なお，重大事故等時に対処するために耐圧強化ベント系に系統 の用途には使用しない。
構成を切り替える場合，切替え操作としては，接続口の弁開閉操作，ホース
敷設及び接続作業，可搬型窒素供給装置の移動，設置，起動操作を行う。
耐圧強化ベント系の可搬型窒素供給装置の移動，設置，起動操作及び系
統の切替えに必要な弁操作については，図3.9-4で示すタイムチャートのとお
り速やかに切り替えることが可能である。

変更理由

⑤

－

38

3.9.2.2.3.1

添 3.9-20⑤－

39

3.9.2.2.3.1

添 3.9-21⑤

17/25

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

40

41

章番号

3.9.2.2.3.1

3.9.2.2.3.1

ページ番号

変更後

3.9-21
3.9-22

耐圧強化ベント系は，不活性ガス系，非常用ガス処理系及び格納容器圧 －
力逃がし装置が接続されている。
通常時に使用する系統としては表3.9-11のとおり，不活性ガス系及び非常用ガス処理系があるが，二次隔離弁，二次隔離弁バイパス弁及び耐圧強化
ベント弁を通常時閉とすることでこれらの系統とは隔離され，悪影響を防止する。格納容器圧力逃がし装置については，通常時は使用しない系統であるため，系統隔離弁であるフィルタ装置入口弁については通常時開としても悪影響を及ぼすことはない。
一方で，重大事故等時において耐圧強化ベント系を使用する際に，排出経路を構成するための隔離境界箇所は，表3.9-12のとおりである。
非常用ガス処理系（非常用ガス処理系排風機入口側）及び原子炉区域・タービン区域換気空調系との接続箇所は，一次隔離弁と二次隔離弁の間となっており，それぞれの系統を隔離する弁は直列に各2弁ずつ設置してある。これらの弁は通常時閉，電源喪失時にはフェイルクローズとなる空気作
動弁と通常時閉の手動弁であり，万が一，弁座からシートパスがあったとしても，排気ガスが他系統へ回り込むことを防止し，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，非常用ガス処理系（非常用ガス処理系
フィルタ装置出口側）及び原子炉建屋との隔離弁については二次隔離弁より下流側に接続される。格納容器圧力逃がし装置との隔離弁は通常時開，電源喪失時にはフェイルオープンとなる空気作動弁であるため，耐圧強化ベン
ト系使用時には閉操作が必要である。非常用ガス処理系フィルタ装置との隔離弁は，通常時閉の電動弁であるが，非常用ガス処理系自動起動信号により自動開となるため，電源喪失時にはアズイズとなることを考慮すると，中央制御室での閉確認が必要である。また，主排気筒（内筒）で発生するドレンをサンプへ導くラインに接続する弁については通常時開の弁であり，耐圧強化
ベント系使用前に中央制御室からの閉操作が必要である。これらの弁によって他系統と隔離する弁は直列に2弁ずつ設置されているものではないが，耐圧強化ベント系を使用した際には，二次隔離弁の開度を調整開とする手順とすることで，当該弁の弁座シート部にかかる系統内圧力を低減させ，水素ガスが他系統へ回り込むことを防止する設計とする。
以上のことから，耐圧強化ベント系を用いる場合は，弁操作によって，通常時の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。

添

添 3.9-22

耐圧強化ベント系のサプレッション・チェンバは，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，他の設備に対して悪影響を及ぼさない設計とする。

変更前③評価進捗による変更・修正

変更理由

⑤

⑤

18/25

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

42

43

章番号

3.9.2.2.3.1

3.9.2.2.3.1

ページ番号

添 3.9-22

添 3.9-22

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

耐圧強化ベント系の可搬型窒素供給装置は，通常時は接続先の系統と分離 耐圧強化ベント系として使用する可搬型窒素供給装置は，通常時は接続先して保管し，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 の系統と分離された状態で保管することで，他の設備に悪影響を及ぼさない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。
運用とする。放射性物質を含む系統と含まない系統を区分するため，接続口
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，通常時に接 は，全閉隔離する設計とする。
続口を弁により隔離する設計とする。
また，可搬型窒素供給装置を用いる場合は，弁操作によって，通常運転時の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。
可搬型窒素供給装置は，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。

変更理由

⑤

⑤

－

44

3.9.2.2.3.1①（二次隔離弁
バイパス弁の電動化）⑤

添 3.9-22－45

3.9.2.2.3.1

添

3.9-22
3.9-23⑤19/25

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

46

47

章番号

3.9.2.2.3.1

3.9.2.2.3.1

ページ番号

添 3.9-23

添 3.9-23

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

耐圧強化ベント系の系統構成に必要な機器の設置場所，操作場所を表－
3.9-13に示す。
炉心損傷後に耐圧強化ベント系を使用する際に操作が必要な排出経路に設置される隔離弁については，排気ガス中に含まれる放射性物質により，当該弁に直接近接して操作を行うことは困難であるため，中央制御室又は離れた場所から遠隔操作が可能な設計とする。また，原子炉建屋原子炉区域内に設置されている高線量配管に対して原子炉建屋原子炉区域壁厚さが足りないため，遮蔽効果が不十分である場合は，操作場所での被ばく線量率を評価した上で，追加で遮蔽体を設置する。
耐圧強化ベント系の可搬型窒素供給装置の操作が必要な機器の設置場 耐圧強化ベント系として使用する可搬型窒素供給装置の操作が必要な機器
所，操作場所を表3.9-14に示す。このうち，可搬型窒素供給装置，ホースは の設置場所，操作場所を表3.9-7に示す。可搬型窒素供給装置，ホースは屋
屋外にあることから，操作位置及び作業位置の放射線量が高くなるおそれが 外にあることから，操作位置及び作業位置の放射線量が高くなる恐れが少な
少ないため操作が可能である。また，耐圧強化ベント系N2パージ用元弁（二 いため操作が可能である。また，操作が必要な弁については，二次格納施
次格納施設側）及び耐圧強化ベント系N2パージ用元弁（タービン建屋側）に 設外にあるため，操作位置及び作業位置の放射線量が高くなる恐れが少な
ついては，原子炉建屋内の原子炉区域外に設置されていることから，操作位 いため操作が可能である。
置の放射線量が高くなるおそれが少ないため操作が可能である。
なお，タービン建屋内にホースを設置する場合は，放射線量を確認して，適切な放射線対策に基づき作業安全確保を確認した上で作業を実施する。

変更理由

⑤

⑤

20/25

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由

－

48

3.9.2.2.3.1

添 3.9-24①（二次隔離弁
バイパス弁の電動化，一次隔離弁の中操操作化）⑤

21/25

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

変更後
3.9.2.2.3.2 設置許可基準規則第43条第2項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第43条第2項一(ⅰ) 要求事項想定される重大事故等の収束に必要な容量を有するものであること。

変更前③評価進捗による変更・修正

変更理由

－

(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。

49

3.9.2.2.3.2

添 3.9-25

50

3.9.2.2.3.2

添 3.9-25

耐圧強化ベント系は，想定される重大事故等時において，原子炉格納容器内に滞留する水素ガス及び酸素ガスを大気へ排出することで，水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止する設計とする。
耐圧強化ベント系は，原子炉定格熱出力の1%に相当する15.8kg/sの蒸気を排出することが可能であり，水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために十分な排出流量を有する設計とする。
また，耐圧強化ベント系の最高使用圧力は,原子炉格納容器の最高使用圧
力の2倍の620kPa[gage]，最高使用温度は,原子炉格納容器の最高使用温度の171℃とする。炉心損傷後の耐圧強化ベント系は，代替循環冷却系を長期使用した際に使用するものであるため，耐圧強化ベント系を使用する際の原子炉格納容器の圧力並びに温度は，これよりも十分に低いものとなる。
サプレッション・チェンバは，設計基準対象施設と兼用しており，設計基準対象施設としての保有水量が，炉心の著しい損傷発生後の原子炉格納容器内の水素ガス及び酸素ガスを排出する際において，スクラビング効果による放射性物質の低減が可能な水量に対して十分であるため、設計基準対象施設と同仕様の設計とする。
(2) 共用の禁止（設置許可基準規則第43条第2項二）－(ⅰ) 要求事項
二以上の発電用原子炉施設において共用するものでないこと。ただし，二以上の発電用原子炉施設と共用することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合であって，同一の工場等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，この限りでない。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示
す。

⑤

⑤

耐圧強化ベント系及び耐圧強化ベント系のサプレッション・チェンバは，二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。

22/25

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No.

章番号

ページ番号

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由(3) 設計基準対処設備との多様性（設置許可基準規則第43条第2項三）－(ⅰ) 要求事項
常設重大事故防止設備は，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
3.9-25
3.9-2651

3.9.2.2.3.2

添

52

3.9.2.3.1

添 3.9-31

格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系は，非常用交流電源設備
に対して多様性を有する常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源
設備及び常設代替直流電源設備又は可搬型直流電源設備からの給電により駆動できる設計とする。
耐圧強化ベント系は，同一目的の水素爆発による原子炉格納容器の損傷を防止するための設備である可燃性ガス濃度制御系と異なる方式にて水素
ガス及び酸素ガスの濃度を低減することで多様性を有する設計とし，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。
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
チャーディスクは原子炉建屋近傍の屋外に設置し，耐圧強化ベント系のサプ
レッション・チェンバは原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的分散を図る設計とする。

⑤

⑤

23/25

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化

No.

章番号

ページ番号

53

3.9.2.3.1

添 3.9-32

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

②（第二ガスター
ビン発電機の自主化）

格納容器内水素濃度（SA），格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度 格納容器内水素濃度（SA），格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度は，以下の表3.9-19に示すように発電用原子炉の停止中に模擬入力による は，発電用原子炉の停止中に機能・性能の確認が可能な設計とする。検出
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。格納容器内 器の機能・性能確認として，模擬入力（基準ガス）により検出器の校正及び中
水素濃度及び格納容器内酸素濃度のサンプリング装置は，発電用原子炉の 央制御室までのループ試験を行う。
停止中に運転により機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。

54

3.9.2.3.3.1

添

3.9-35
3.9-36⑤24/25

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No.

55

56

章番号

3.9.2.3.3.1

3.9.2.3.3.1

ページ番号

添 3.9-38

添 3.9-38

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

格納容器内水素濃度（SA）は，格納容器内水素濃度（サンプリングによる計 格納容器内水素濃度（SA）は，格納容器内水素濃度（サンプリングによる計測方式）と異なる計測方式とすることで多様性を有する設計とし，検出器も位 測方式）とは多様性を持った計測方式とし，検出器も位置的分散を図る設計
置的分散を図る設計とすることで，地震，火災，溢水等の主要な共通要因故 とすることで，地震，火災，溢水等の主要な共通要因故障によって同時に機障によって同時に機能を損なわない設計とする。また，格納容器内水素濃度 能を損なわれない設計とする。また，格納容器内水素濃度（SA）の電源につ（SA）の電源は，非常用交流電源設備に対して多様性を有する常設代替直 いては常設代替直流電源設備又は可搬型直流電源設備からの供給を可能
流電源設備又は可搬型直流電源設備から給電が可能な設計とする。
としており，多様性を考慮した設計とする。
格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度は，設計基準事故対処設備 格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度は，設計基準事故対処設備を使用するものであり，電源については非常用交流電源設備に対して多様 を使用するものであり，電源については常設代替交流電源設備又は可搬型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給電 代替交流電源設備から供給可能であり，また，サンプリングガスの冷却につが可能な設計とする。また，サンプリングガスの冷却については，原子炉補 いては代替原子炉補機冷却系から冷却水を供給可能なことから，多様性を機冷却系に対して多様性を有する代替原子炉補機冷却系から冷却水を供給 考慮した設計とする。
が可能な設計とする。

変更理由

⑤

⑤

25/25

まとめ資料変更箇所リスト
資料名 ：章/項番号：

重大事故等対処設備について別添3 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について

枠囲みの内容は機密事項に属しますので公開できません。

【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化
No.

章番号

ページ番号

1

2.1

4

2

2.1

5

3

2.2.1.1

13

4

2.2.1.2

19

5

添付8

80

6

添付8

81

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

なお，格納容器からの異常な漏えいが発生し，大量の水素ガスが原子炉建 なお，格納容器からの異常な漏えいが発生し，大量の水素ガスが原子炉建屋に漏えいしてしまった場合にも，PARは効力を発揮し，水素濃度が可燃限 屋に漏えいしてしまった場合にも，PARは効力を発揮し，水素濃度が可燃限界に至るまでの時間を遅らせ，設備の復旧や対応手段の検討に必要な時間 界に至るまでの時間を延長し，設備の復旧や対応手段の検討を実施する時の確保に寄与できる。その間，例えば，格納容器圧力逃がし装置による格納 間を確保できることから，更なる水素爆発リスクの低減を図ることが出来る。
容器ベントを行うことで，原子炉建屋への水素漏えいを抑制し，PARの効果と このようにして確保した時間の中で，例えば，格納容器圧力逃がし装置によあいまって水素濃度を低減させることが可能である。
る格納容器ベントを行うことで，原子炉建屋の水素濃度も低減させることが可能である。
さらに，第二の課題に対する自主対策設備である格納容器頂部注水系に関 さらに，第二の課題に対する自主対策設備である格納容器頂部注水系に関する説明を「2.4 格納容器頂部注水系（自主対策設備） について」で示す。
する説明を「2.4 格納容器頂部注水系について」で示す。
この場合の水素発生量は，表2-3の通り約1600kgであり，格納容器過圧・過 この場合の水素発生量は，表2-3の通り約1600kgであり，格納容器過圧・過温破損シナリオにおいて発生する水素ガスの量と比較して，格納容器からの 温破損シナリオにおいて発生する水素ガスの量と比較して保守的な設定と水素漏えい量の観点から 保守的な設定となっていることが確認できる。
なっていることが確認できる。
しかしながら，本設備の機能が要求される状態としては，炉心の著しい損傷 しかしながら，本設備の機能が要求される状態としては，炉心の著しい損傷が発生した場合で圧力上昇による格納容器フランジ開口等の 不測の事態を が発生した場合で不測の事態を考慮し，格納容器設計漏えい率を大きく上回考慮し，格納容器設計漏えい率を大きく上回る格納容器漏えい率（10%/day） る格納容器漏えい率（10%/day）の状態で水素ガスが原子炉建屋へ漏えいすの状態で水素ガスが原子炉建屋へ漏えいする事象を想定する。
る事象を想定する。

変更理由

⑤

⑤

⑤

⑤

なお，非常用ガス処理系による換気は，水素ガスを排出できるという点では なお，非常用ガス処理系による換気は，水素ガスを排出できるという点では有用であるが，系統内での水素爆発の可能性を否定できないことから，水素 有用であるが，系統内での水素爆発の可能性を否定できないことから，可能 ②（SGTSのSA設
濃度が高い環境下では使用しない。
な限り使用しない。
備化）
柏崎刈羽原子力発電所6号炉及び7号炉の非常用ガス処理系は，これらの 柏崎刈羽原子力発電所6号炉及び7号炉の非常用ガス処理系は，原子炉建状況を踏まえ，原子炉建屋オペレーティングフロア吸込口付近に水素濃度計 屋オペレーティングフロア吸込口付近の水素濃度監視及び当該水素濃度にを設置することで水素濃度監視を強化するとともに，原子炉建屋オペレーティ よる起動／停止判断手順といった水素爆発防止措置をとっておらず，電動の ②（SGTSのSA設
ングフロア水素濃度による起動／停止判断手順を整備することで，水素濃度 動的機器であるファンを用いることから，上述の通り，成層化対応中の水素
備化）が高い環境下で非常用ガス処理系は使用しない運用としている。
爆発のリスクがあると判断している。

1/9

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化
変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

No.

章番号

ページ番号

変更理由

7

添付12

113

⑤

8

添付12

114

②（SGTSのSA設
備化）

2/9

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化
No.

章番号

ページ番号

9

添付12

115

10

添付14

134

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由②（SGTSのSA設
備化）

個数：8

個数：7

②（SGTSのSA設
備化）

3/9

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化
No.

章番号

ページ番号

11

添付14

135

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由②（SGTSのSA設
備化）

4/9

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No.

章番号

ページ番号

12

添付14

136

13

添付14

137

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

②（SGTSのSA設
備化）

原子炉建屋水素濃度は，熱伝導式水素濃度検出器からの電気信号を，中央 原子炉建屋水素濃度は，熱伝導度方式水素濃度検出器を用いて電気信号
制御室の指示部にて水素濃度信号に変換することで，中央制御室及び緊急 として検出する。検出された電気信号は，演算器にて水素濃度信号に変換
時対策所に指示及び記録される。原子炉建屋水素濃度のシステム構成を図 することで，中央制御室及び緊急時対策所に指示及び記録される。原子炉
2-54，55に示す。
建屋水素濃度のシステム構成を図2-54，55に示す。

⑤

5/9

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化
No.

章番号

ページ番号

14

添付14

137

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由

⑤

6/9

まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化
No.

章番号

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前
荒浜側常設代替
交流電源設備
設置場所【凡例】

７号炉タービン建屋南側

GTG：ガスタービン発電機

D/G：非常用ディーゼル発電機

第一ガスタービン発電機

：切替装置

緊急用
断路器

C/B 2F

GTG：ガスタービン発電機

C/B：コントロール建屋

D/G：非常用ディーゼル発電機
：遮断器
：断路器
：配線用遮断器

MCC：モータ・コントロール・センタ

常設代替
交流電源設備：接続装置
７号炉タービン
建屋南側
第一ガスタービン発電機

荒浜側緊急用
M/C建屋：配線用遮断器：接続装置

R/B：原子炉建屋

P/C：パワーセンタ

：断路器

常設代替
交流電源設備

GTG
予備

GTG

【凡例】

（略語）

第二ガスタービン発電機

M/C：メタルクラッド開閉装置

：遮断器
GTG

GTG

変更理由

※本単線結線図は，今後の検討結果により変更となる可能性がある

緊急用高圧母線

M ：電動切替装置
：切替装置
GTG
予備

GTG

常設代替
交流電源設備：直流125V蓄電池

緊急用電源切替箱断路器（略語）
R/B B1F
緊急用
電源切替箱
接続装置6B(6A)

電源
車

MCC：モータ・コントロール・センタ
R/B B1F

非常用電気設備
【区分Ⅱ】

(6A)

動力変圧器

非常用低圧
母線 6C-1

添付14

138

(6B)

非常用電気設備【区分Ⅰ】

M/C 6D

代替所内電気設備

電源
車

非常用電気設備
【区分Ⅱ】

電源
車

非常用低圧
母線 6D-1

動力変圧器
R/B 4FR/B B1F

15

D/G

R/B B1FM/C 6C

AM用
動力変圧器

緊急用
電源切替箱
接続装置6B

緊急用
電源切替箱
接続装置6A

D/G

非常用高圧母線 6D

電源車

R/B 4F

７号炉へ

R/B B1F(6B)

代替所内電気設備

動力変圧器
R/B B1F

緊急用電源切替箱断路器

C/B：コントロール建屋
D/G

R/B B1F
非常用電気設備【区分Ⅰ】
非常用高圧母線 6C

緊急用
断路器

C/B 2F

７号炉へ
R/B：原子炉建屋

R/B B1F
緊急用
電源切替箱
接続装置6A

D/G

AM用
動力変圧器

動力変圧器

P/C 6D-1

P/C 6C-1

R/B 3FR/B 3F
AM用MCC 6B

MCC 6C-1-5

MCC 6D-1-5

R/B 3FC/B B1F

R/B 3FC/B B1FM
MCC 6C-1-7

MCC 6C-1-5

MCC
6D-1-5AM用MCC 6B

MCC 6D-1-7②（第二ガスター
ビン発電機の自主化）

R/B 4FC/B B1FR/B 4F
C/B
MB2F

(予備)

(予備)

AM用直流125V
主母線盤

AM用直流
125V充電器

AM用直流
125V充電器

直流
125V充電器

直流
125V充電器

AM用直流
125V充電器

AM用直流
125V充電器(予備)

AM用直流125V
主母線盤

直流125V分電盤

・原子炉建屋水素濃度
・静的触媒式水素再結合器
動作監視装置

図2-56 単線結線図（6号炉）

・原子炉建屋水素濃度
・静的触媒式水素再結合器
動作監視装置

図2-56 単線結線図（6号炉）

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まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化
No.

章番号

ページ番号

変更後

変更前

荒浜側常設代替
交流電源設備
設置場所

変更理由

GTG
予備

GTG

７号炉タービン建屋南側
第一ガスタービン発電機

GTG：ガスタービン発電機

D/G：非常用ディーゼル発電機：接続装置

C/B 2F

６号炉へ

添付14

139

：配線用遮断器：接続装置
M ：電動切替装置

第一ガスタービン発電機

緊急用高圧母線

：切替装置
GTG
予備

GTG

常設代替
交流電源設備

緊急用
断路器
C/B 2F（略語）
R/B 2F

R/B：原子炉建屋

緊急用
電源切替箱
接続装置7B

D/G(7B)

R/B B1F
代替所内電気設備

R/B B1F

動力変圧器
AM用動力変圧器

６号炉へ

緊急用
電源切替箱
接続装置7A

D/G(7A)

非常用電気設備【区分Ⅱ】
非常用高圧母線 7D

緊急用
電源切替箱
接続装置7B

D/G(7B)

R/B B1FM/C 7C

非常用低圧
母線 7C-1

緊急用電源切替箱断路器

C/B：コントロール建屋

電源
車

動力変圧器

16

：断路器

７号炉タービン
建屋南側

荒浜側緊急用
M/C建屋※本単線結線図は，今後の検討結果により変更となる可能性がある

MCC：モータ・コントロール・センタ

R/B B1F：遮断器

常設代替
交流電源設備：直流125V蓄電池

R/B B1F

電源車：非常用ディーゼル発電機：切替装置

緊急用電源切替箱断路器

緊急用
電源切替箱
接続装置7A

非常用電気設備【区分Ⅰ】
非常用高圧母線 7C：ガスタービン発電機

D/G

P/C：パワーセンタ

：断路器

緊急用
断路器

(7A)

GTG

C/B：コントロール建屋

MCC：モータ・コントロール・センタ

常設代替
交流電源設備：配線用遮断器

D/G

R/B：原子炉建屋

M/C：メタルクラッド開閉装置

：遮断器
GTG

GTG

【凡例】

（略語）

第二ガスタービン発電機【凡例】

R/B 2F③評価進捗による変更・修正

非常用電気設備【区分Ⅰ】

M/C 7D

代替所内電気設備

電源
車

非常用電気設備
【区分Ⅱ】

電源
車

動力変圧器

非常用低圧
母線 7D-1

R/B 3F

動力変圧器

R/B B1F

AM用動力変圧器

P/C 7C-1

P/C 7D-1

R/B 3FR/B 4FR/B 4FR/B 3FR/B 3FC/B B1F

R/B 3FR/B 3FC/B B1FMAM用MCC 7B

MCC 7C-1-4

MCC 7D-1-4

MCC 7C-1-7

C/B B1FR/B 4FMCC 7C-1-4

MCC
7D-1-4AM用MCC 7B

MCC 7D-1-7

R/B 4F
C/B
MB2F

(予備)

(予備)

AM用直流
125V充電器

AM用直流
125V充電器

直流
125V充電器

AM用直流
125V充電器

AM用直流
125V充電器

直流
125V充電器(予備)②（第二ガスター
ビン発電機の自主化）

直流125V分電盤

・原子炉建屋水素濃度
・静的触媒式水素再結合器
動作監視装置

図2-57 単線結線図（7号炉）

17

添付14

141

・原子炉建屋水素濃度
・静的触媒式水素再結合器
動作監視装置

図 2-57単線結線図（7 号炉）

以上を考慮して，水素濃度計の設置場所は，水素ガスが最も蓄積されると想 以上を考慮して，水素濃度計の設置場所は，水素ガスが最も蓄積されると想定される原子炉建屋オペレーティングフロアの天井付近及び非常用ガス処 定される原子炉建屋オペレーティングフロアの天井付近及び非常用ガス処 ②（SGTSのSA設
理系吸込配管付近に位置的分散して配置している。
理系吸込配管付近に位置的分散して配置している。
備化）

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まとめ資料変更箇所リスト【変更理由の類型化】①指摘事項対応による変更・修正 ②設計進捗，設備変更による変更・修正④前提条件変更による修正⑤記載の拡充，適正化
No.

章番号

ページ番号

18

添付15

143

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由

⑤

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