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（補足説明資料）
53条 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備【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

53-1

53-1-2

2

53-1

53-1-3

3

53-2

53-2-1

4

53-2

53-2-2

553-3

53-3-1

6

53-3

53-3-4

7

53-3

53-3-5

8

53-3

53-3-8

953-4

53-4-1

10

53-4

53-4-2

11

53-5

53-5-2

12

53-5

53-5-3

13

53-6

53-6-3

14

53-6

53-6-4

15

53-6

53-6-4

16

53-6

53-6-4③評価進捗による変更・修正

変更後

変更前

柏崎刈羽原子力発電所 6号及び7号炉 SA設備基準適合性 一覧表（常設）
柏崎刈羽原子力発電所 6号及び7号炉 SA設備基準適合性 一覧表（常設）
図1 単線結線図（6号炉）

柏崎刈羽原子力発電所 6号及び7号炉 SA設備基準適合性 一覧表（常設）
柏崎刈羽原子力発電所 6号及び7号炉 SA設備基準適合性 一覧表（常設）
図1 単線結線図（6号炉）

図2 単線結線図（7号炉）

図2 単線結線図（7号炉）

図1 機器配置図（6号炉原子炉建屋地上4階）

図1 機器配置図（6号炉原子炉建屋地上4階）

図4 機器配置図（6号炉原子炉建屋地下2階）

図4 機器配置図（6号炉原子炉建屋地下中2階及び地下2階）

図5 機器配置図（7号炉原子炉建屋地上4階）

図5 機器配置図（7号炉原子炉建屋地上4階）

図8 機器配置図（7号炉原子炉建屋地下2階）

図8 機器配置図（7号炉原子炉建屋地下中2階及び地下2階）

図1 静的触媒式水素再結合器動作監視装置の系統概要図

図1 静的触媒式水素再結合器動作監視装置の概略構成図

図2 原子炉建屋水素濃度の系統概要図

図2 原子炉建屋水素濃度の概略構成図

図2 静的触媒式水素再結合器動作監視装置の試験及び検査

図2 静的触媒式水素再結合器動作監視装置の試験及び検査

図3 原子炉建屋水素濃度の試験及び検査

図3 原子炉建屋水素濃度の試験及び検査

FlowO2 ：低酸素ファクター(-)-

静的触媒式水素再結合器 動作監視装置は，重大事故等対処設備の機能を 静的触媒式水素再結合器 動作監視装置は，重大事故等対処設備の機能を有しており，静的触媒式水素再結合器 動作監視装置の検出信号は，熱電対 有しており，静的触媒式水素再結合器 動作監視装置の検出信号は，熱電対からの起電力を，中央制御室の指示部にて温度信号に変換する処理を行っ にて温度を電気信号に変換した後，静的触媒式水素再結合器 動作監視をた後，静的触媒式水素再結合器 動作監視を中央制御室に指示し，記録す 中央制御室に指示し，記録する。（図1 「静的触媒式水素再結合器 動作監る。（図1 「静的触媒式水素再結合器 動作監視装置の概略構成図」参照。） 視装置の概略構成図」参照。）
図1 静的触媒式水素再結合器 動作監視装置の概略構成図

図1 静的触媒式水素再結合器 動作監視装置の概略構成図

表1 静的触媒式水素再結合器動作監視装置の仕様

表1 静的触媒式水素再結合器動作監視装置の仕様

変更理由
⑤
⑤
②（第二ガスター
ビン発電機の自主化）②（第二ガスター
ビン発電機の自主化）②（SGTSのSA設
備化）⑤②（SGTSのSA設
備化）⑤⑤②（SGTSのSA設
備化）
⑤
⑤
⑤

⑤

⑤
⑤

1/2

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
53-6

ページ番
号
53-6-5

18

53-6

53-6-6

1953-6

53-6-6

20

53-6

53-6-7

21

53-6

53-6-7

2253-6

53-6-7

変更後
表2 静的触媒式水素再結合器動作監視装置の計測範囲③評価進捗による変更・修正

変更前
表2 静的触媒式水素再結合器動作監視装置の計測範囲

原子炉建屋水素濃度は，重大事故等対処設備の機能を有しており，原子炉 原子炉建屋水素濃度は，重大事故等対処設備の機能を有しており，原子炉
建屋水素濃度の検出信号は，熱伝導式水素検出器からの電気信号を，中央 建屋水素濃度の検出信号は，熱伝導式水素検出器にて水素濃度を検出し，制御室の指示部にて水素濃度信号へ変換する処理を行った後，原子炉建屋 演算装置にて電気信号へ変換する処理を行った後，原子炉建屋水素濃度を
水素濃度を中央制御室に指示し，記録する。（図2,3「原子炉建屋水素濃度の 中央制御室に指示し，記録する。（図2,3「原子炉建屋水素濃度の概略構成
概略構成図」参照。）
図」参照。）
図2 原子炉建屋水素濃度の概略構成図

図2 原子炉建屋水素濃度の概略構成図

図3 原子炉建屋水素濃度の概略構成図

図3 原子炉建屋水素濃度の概略構成図

表3 原子炉建屋水素濃度の仕様

表3 原子炉建屋水素濃度の仕様

表4 原子炉建屋水素濃度の計測範囲

表4 原子炉建屋水素濃度の計測範囲

変更理由
⑤

⑤

⑤
⑤
⑤
②（SGTSのSA設
備化）

2/2

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（補足説明資料）
54 条 使用済燃料貯蔵槽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③評価進捗による変更・修正

No.

章番号

ページ番号

変更後

変更前

変更理由

1

54-1

54-1-1

柏崎刈羽原子力発電所 6号及び5号炉 SA設備基準適合性 一覧
表（可搬型）

柏崎刈羽原子力発電所 6号及び5号炉 SA設備基準適合性 一覧表（可搬
型）

⑤

2

54-1

54-1-2

柏崎刈羽原子力発電所 6号及び4号炉 SA設備基準適合性 一覧
表（可搬型）

柏崎刈羽原子力発電所 6号及び4号炉 SA設備基準適合性 一覧表（可搬
型）

⑤

3

54-1

54-1-3

柏崎刈羽原子力発電所 6号及び3号炉 SA設備基準適合性 一覧
表（可搬型）

柏崎刈羽原子力発電所 6号及び3号炉 SA設備基準適合性 一覧表（可搬
型）

⑤

4

54-1

54-1-4

柏崎刈羽原子力発電所 6号及び2号炉 SA設備基準適合性 一覧
表（可搬型）

柏崎刈羽原子力発電所 6号及び2号炉 SA設備基準適合性 一覧表（可搬
型）

⑤

5

54-1

54-1-5

柏崎刈羽原子力発電所 6号及び1号炉 SA設備基準適合性 一覧
表（可搬型）

柏崎刈羽原子力発電所 6号及び1号炉 SA設備基準適合性 一覧表（可搬
型）

⑤

6

54-1

54-1-6

柏崎刈羽原子力発電所 6号及び0号炉 SA設備基準適合性 一覧
表（可搬型）

柏崎刈羽原子力発電所 6号及び0号炉 SA設備基準適合性 一覧表（可搬
型）

⑤

7

54-1

54-1-7

柏崎刈羽原子力発電所 6号及び1号炉 SA設備基準適合性 一覧
表（可搬型）

柏崎刈羽原子力発電所 6号及び1号炉 SA設備基準適合性 一覧表（可搬
型）

⑤

8

54-1

54-1-8柏崎刈羽原子力発電所 6号及び2号炉 SA設備基準適合性 一覧
表（可搬型）

柏崎刈羽原子力発電所 6号及び2号炉 SA設備基準適合性 一覧表（可搬
型）

⑤

9

54-1

54-1-9柏崎刈羽原子力発電所 6号及び3号炉 SA設備基準適合性 一覧
表（可搬型）

柏崎刈羽原子力発電所 6号及び3号炉 SA設備基準適合性 一覧表（可搬
型）

⑤

10

54-1

54-1-10

柏崎刈羽原子力発電所 6号及び4号炉 SA設備基準適合性 一覧
表（可搬型）

柏崎刈羽原子力発電所 6号及び4号炉 SA設備基準適合性 一覧表（可搬
型）

⑤

11

54-1

54-1-11

柏崎刈羽原子力発電所 6号及び5号炉 SA設備基準適合性 一覧
表（可搬型）

柏崎刈羽原子力発電所 6号及び5号炉 SA設備基準適合性 一覧表（可搬
型）

⑤

12

54-1

54-1-12

柏崎刈羽原子力発電所 6号及び6号炉 SA設備基準適合性 一覧
表（可搬型）

柏崎刈羽原子力発電所 6号及び6号炉 SA設備基準適合性 一覧表（可搬
型）

⑤

1/28

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

No.

章番号

ページ番号

変更後

変更前

変更理由

13

54-1

54-1-13

柏崎刈羽原子力発電所 6号及び7号炉 SA設備基準適合性 一覧
表（可搬型）

柏崎刈羽原子力発電所 6号及び7号炉 SA設備基準適合性 一覧表（可搬型）⑤

図1 使用済燃料プール監視設備 単線結線図（6号炉）

図1 使用済燃料プール監視設備 単線結線図（6号炉）

14

54-2

54-2-1

図2 使用済燃料プール監視設備 単線結線図（7号炉）

図2 使用済燃料プール監視設備 単線結線図（7号炉）

15

54-2

54-2-2

16

54-2

54-2-3

図3 代替原子炉補機冷却系 単線結線図（6号炉（7号炉も同じ））

図 3 代替原子炉補機冷却系 単線結図（ 6号炉（ 7号炉も同じ））

17

54-3

54-3-12

図12 代替原子炉補機冷却系の機器配置図（6号炉タービン建屋地上1階）

図23 代替原子炉補機冷却系の機器配置図（6号炉原子炉建屋地下3階）

18

54-3

54-3-15

19

54-3

54-3-25

20

54-3

54-3-26

21

54-4

54-4-1

図1 燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）
使用済燃料プールへ注水する場合の系統概要図

図36 使用済燃料プール監視設備の 機器配置図（ 6号炉 原子炉建屋 地上
4階
図37 使用済燃料プール監視設備の 機器配置図（ 7号炉 原子炉建屋 地上
4階
図1 燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）
使用済燃料プールへ注水する場合の系統概要図

22

54-4

54-4-2

図2 燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）
使用済燃料プールへスプレイする場合の系統概要図

図2 燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）
使用済燃料プールへスプレイする場合の系統概要図

⑤

23

54-4

54-4-3

図3 燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）
使用済燃料プールへ注水する場合の系統概要図

図3 燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）
使用済燃料プールへ注水する場合の系統概要図

⑤

24

54-4

54-4-4

図4 燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）
使用済燃料プールへスプレイする場合の系統概要図

図4 燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）
使用済燃料プールへスプレイする場合の系統概要図

⑤

25

54-4

54-4-7図7 6号炉 使用済燃料プール監視設備の系統概要図

図7 6号炉 使用済燃料プール監視設備の全体系統図

26

54-4

54-4-8図8 7号炉 使用済燃料プール監視設備の系統概要図

図8 7号炉 使用済燃料プール監視設備の全体系統図

27

-

-

－

図2 可搬型代替注水ポンプの試験及び検査概要図（その2）

28

54-5

54-5-8

図8 代替原子炉補機冷却系熱交換器図（熱交換器ユニット（その1））

図9 代替原子炉補機冷却系熱交換器図（6号炉）

図15 代替原子炉補機冷却系の機器配置図（7号炉原子炉建屋地上中３階） 図15 代替原子炉補機冷却系の機器配置図（7号炉原子炉建屋地上中4階）
図25 使用済燃料プール監視設備の機器配置図（7号炉原子炉建屋地上4階）
図26 代替原子炉補機冷却系 接続口配置図（6/7号炉）②（第二ガスター
ビン発電機の自主設備化）②（第二ガスター
ビン発電機の自
主設備化）
⑤
⑤
⑤
⑤
⑤
⑤

⑤
⑤
⑤
⑤

2/28

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

29

54-5

54-5-930

54-5

54-5-1031

54-5

54-5-1132

54-5

54-5-1733

54-5

54-5-18

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

図9 代替原子炉補機冷却水ポンプ図（その1）

図10 代替原子炉補機冷却水ポンプ図（6号炉）

図10 代替原子炉補機冷却系熱交換器図（熱交換器ユニット（その2））

図11 代替原子炉補機冷却系熱交換器図（7号炉）

図11 代替原子炉補機冷却水ポンプ図（その2）

図12 代替原子炉補機冷却水ポンプ図（7号炉）

図17 燃料プール冷却浄化系 系統性能検査（6号炉）―

図17 燃料プール冷却浄化系 系統性能検査（7号炉）―
図18 使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA広域及びSA）の試験及び検査概要図

⑤
⑤

⑤
⑤
⑤
⑤
⑤

34

54-5

54-5-19

図19 使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA広域及びSA）の試験及び検査概要図

35

54-5

54-5-20

図20 使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）の試験及び検査概要図

図19 使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）の試験及び検査概要図

36

54-5

54-5-2137

54-6

54-6-1

図21 使用済燃料貯蔵プール監視カメラ及び使用済燃料貯蔵プール監視カ
メラ用
空冷装置の試験 及び検査概要図
容量 m3/h/台 147（注1），（120（注2））
吐出圧力 MPa[gage] 1.29（注1），（0.85（注2））
最高使用圧力 MPa[gage] 2.0
最高使用温度 ℃ 60
原動機出力 kW/台 100

図20 使用済燃料貯蔵プール監視カメラ及び使用済燃料貯蔵プール監視カ
メラ用⑤
空冷装置の試験及び検査概要図
容量 m3/h/台 73.5（注１），（120（注２））
吐出圧力 MPa 1.44（注１），（0.85（注２））②（最高使用温最高使用圧力 MPa 2.0
度の見直し）
最高使用温度 ℃ 40⑤
出力 kW 1103/28

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【設 定 根 拠 】
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）は，重大事故等時に以下の機能を有する。

38

54-6

54-6-1

39

54-6

54-6-1

40

54-6

54-6-1【設 定 根 拠 】
燃料プール代替注水系として使用する可搬型代替注水ポンプ（A-2級）は，想定事故１,想定事故２において想定する使用済燃料プールの水位の低下が燃料プール代替注水系として使用する可搬型代替注水ポンプ（A-2級）は， あった場合でも，使用済燃料プールの水位を維持するために必要な容量を想定事故1,想定事故2において想定する使用済燃料プールの水位の低下が 有する設計とする（以下、「第54条第1項対応」という）。
あった場合でも，使用済燃料プール内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し， また,使用済燃料プールからの大量の水の漏えい等により使用済燃料プール
及び臨界を防止するために必要な注水流量を有する設計とする（以下「第54 の水位が維持できない場合でも，使用済燃料に直接スプレイすることで，燃条第1項対応」という）。
料損傷を緩和するとともに，環境への放射性物質放出を可能な限り低減する
なお，可搬型スプレイヘッダ又は常設スプレイヘッダを使用する場合におい ために必要な容量を有する設計とする（以下、「第54条第2項対応」という）。
て，使用済燃料プール内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防 なお，第54条第2項対応として確保する可搬型代替注水ポンプ（A-2級）の必止するために必要な流量を確保できる容量を有するものとして図1のとおり可 要台数は1プラント当り2台となるが，故障時のバックアップ及び保守点検によ②（水源の変更）
搬型代替注水ポンプ（A-2級）を1セット4台使用する。
る待機除外時のバックアップを考慮し，2プラント合計で9台を確保する。第54
また,使用済燃料プールからの大量の水の漏えい等により使用済燃料プール 条第1項対応として確保する可搬型代替注水ポンプ（A-2級）の必要台数はこの水位が維持できない場合でも，使用済燃料に直接スプレイすることで，燃 れに内包される。
料損傷を緩和するとともに，環境への放射性物質放出を可能な限り低減するために必要な容量を有する設計とする（以下「第54条第2項対応」という）。
なお，可搬型スプレイヘッダを使用する場合においては，燃料損傷を緩和す
るとともに，環境への放射性物質放出を可能な限り低減するために必要な容量を有するものとして図1のとおり可搬型代替注水ポンプ（A-2級）を1セット4台使用し，常設スプレイヘッダを使用する場合においては，図2のとおり可搬型代替注水ポンプ（A-1級）を1セット1台及び可搬型代替注水ポンプ（A-2級）
を1セット3台として使用する。
図1 系統構成概要図 （その1）②（水源の変更）
図2 系統構成概要図 （その2）-②（水源の変更）

4/28

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

54-6

54-6-2

42

54-6

54-6-2

変更後

変更前③評価進捗による変更・修正

変更理由

1. 容量 147m3/h（注1）／120m3/h（注2）1. 容量 73.5（注1），（120（注2））
第54条第1項対応における可搬型代替注水ポンプ（A-2級）の容量の要求値 第54条第1項対応における可搬型代替注水ポンプ（A-2級）の必要容量は，は，使用済燃料プールにおける燃料損傷防止対策の有効性評価解析（原子 使用済燃料プールにおける燃料損傷防止対策の有効性評価解析（原子炉
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る可 設置変更許可申請書添付資料十）において，有効性が確認されている可搬
搬型代替注水ポンプ（A-2級）の容量として，可搬型スプレイヘッダを使用す 型代替注水ポンプの容量として，可搬型スプレイヘッダを使用する場合及びる場合及び常設スプレイヘッダを使用する場合ともに，45m3/h以上とする。 常設スプレイヘッダを使用する場合ともに，45m3/h以上とする。
また，第54条第2項対応における必要容量は補足説明資料「使用済燃料
また，第54条第2項対応における必要容量は補足説明資料「使用済燃料
プール(SFP)スプレイ設備の冷却能力について」(54-6-18～33)で説明されて プール(SFP)スプレイ設備の冷却能力について」(54-6-10～25)で説明されて②（水源の変更）いる容量として，可搬型スプレイヘッダを使用する場合は45.4m3/h以上，常 いる容量として，可搬型スプレイヘッダを使用する場合は45.4m3/h以上，常設スプレイヘッダを使用する場合は147 m3/hとする。
設スプレイヘッダを使用する場合は73.5 m3/hとする。（ここで，常設スプレイ
以上より，必要流量が最大となる第54条2項対応において，常設スプレイヘッ ヘッダを使用する場合は，防火水槽からの汲み上げを可搬型代替注水ポン
ダを使用する場合の147 m3/hを要求値とする。
プを2台並列運転することから，必要流量132～147 m3/hの半分の66～73.5
なお，可搬搬型代替注水ポンプ（A-2級）は，消防法に基づく技術上の規格を m3/hを容量とする。）
満足するものを採用していることから，その規格上要求される120m3/h以上 これを上回るものとして，可搬搬型代替注水ポンプ（A-2級）は，消防法に基を容量の公称値とする。
づく技術上の規格を満足するものを採用していることから，その規格上要求される性能である120m3/h以上（規格放水量）を容量の公称値とする。
2. 吐出圧力 1.29MPa（注1）／0.85MPa（注2）2. 吐出圧力 1.92（注1），（0.85（注2））
燃料プール代替注水系で使用する場合の可搬型代替注水ポンプ（A-2級）の 燃料プール代替注水系で使用する場合の可搬型代替注水ポンプ（A-2級）の吐出圧力は，静水頭，ホース直線敷設の圧損，ホース湾曲による影響，機器 必要吐出圧力は，ポンプ設置位置から注水先である使用済燃料プールまで ②（水源の変更）
及び配管・弁類圧損を基に設定する。
の実揚程，ホース圧損及び配管・機器類圧損を基に設定する。

5/28

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

43

54-6

54-6-3

変更後

変更前③評価進捗による変更・修正

変更理由②（水源の変更）

6/28

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

44

54-6

54-6-3②（水源の変更）

45

54-6

54-6-4②（水源の変更）

7/28

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

2.4 燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッダ）第54条第2項対応の場合
吐出圧力の評価としては使用済燃料プールへの注水及びスプレイを行うポ
ンプが支配的となる。可搬型代替注水ポンプ（A-2級）は，燃料プール代替注
水系（常設スプレイヘッダ）第54条第2項対応において使用済燃料プールへの注水及びスプレイを行うポンプとして使用しないことから，本評価について
は可搬型代替注水ポンプ（A-1級）において評価を行う。

46

54-6

47

54-6

48

54-6

49

54-6

54-6-4②（水源の変更）

2.5 可搬型代替注水ポンプ（A-2級）の吐出圧力2.5 可搬型代替注水ポンプ（A-2級）の吐出圧力以上より，必要吐出圧力が最大となる第54条2項対応において，常設スプレ 可搬搬型代替注水ポンプ（A-2級）は，消防法に基づく技術上の規格を満足
イヘッダを使用する場合の約1.29MPa以上を要求値とする。
するものを採用していることから，その規格上要求される性能である0.85MPa
なお，可搬型代替注水ポンプ（A-2級）は消防法に基づく技術上の規格を満 （規格放水圧力）を吐出圧力の公称値とする。
54-6-4,5 足するものを採用していることから，その規格上要求される性能である
ただし，可搬搬型代替注水ポンプ（A-2級）は，回転数を調整することで2.1～ ②（水源の変更）
0.85MPa以上を吐出圧力の公称値とする。
2.3の必要吐出圧力を確保可能である。
図3に示すとおり，可搬型代替注水ポンプ（A-2級）は，回転数を変更すること
で，容量及び吐出圧力の要求値を満足することが可能である。
54-6-554-6-5

図3 可搬型代替注水ポンプ（A-2級）性能曲線-

3.NPSH評価
上記の吐出圧力の確認に加え，使用条件下においてポンプがキャビテーショ
ンを起こさないことを確認するため，NPSHの評価を行った。
なお，評価においては，接続口側の可搬型代替注水ポンプ（A-2級）の有効
NPSHが必要NPSHを上回るように，上流側の（淡水貯水池に近い側の）可搬型代替注水ポンプ（A-2級）の運転条件を設定した。

⑤②（水源の変更）

8/28

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

50

54-6

54-6-5

51

54-6

54-6-6

変更後

変更前

3.1燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）第54条第1項対応の場合 ＜接続口側 可搬型代替注水ポンプ（A-2級）＞
図3より，ポンプの必要回転数は，燃料プール代替注水系（可搬型スプレイヘッダ）第54条第1項対応の場合の必要流量（45m3/h）及び吐出圧力（0.74MPa）を満足する2400rpmとする。
図4 可搬型代替注水ポンプ（A-2級）NPSH-③評価進捗による変更・修正

変更理由②（水源の変更）

⑤

-

52

54-6

54-6-6②（水源の変更）

9/28

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

-

53

54-6

54-6-7②（水源の変更）

-

54

54-6

54-6-7②（水源の変更）

10/28

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

-

55

54-6

54-6-8②（水源の変更）

-

56

54-6

54-6-8②（水源の変更）

11/28

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

-

57

54-6

54-6-8,9

58

54-6

54-6-959

54-6

54-6-9②（水源の変更）

なお，大容量送水車（海水取水用）から直接，可搬型代替注水ポンプ（A-2級）へ送水する場合については，大容量送水車（海水取水用）の吐出圧が可搬型代替注水ポンプ（A-2級）の吸込口に加わることにより，上記NPSH評価のうち吸込揚程が，淡水貯水池から取水する場合よりも大きくなることから，
淡水貯水池から取水する場合の可搬型代替注水ポンプ（A-2級）のNPSH評
価に包絡される。
-②（水源の変更）②（水源の変更）

12/28

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

-

60

54-6

54-6-9,10②（水源の変更）

-

61

62

54-6

54-6

54-6-1054-6-10②（水源の変更）

なお，大容量送水車（海水取水用）から直接，可搬型代替注水ポンプ（A-2級）へ送水する場合については，大容量送水車（海水取水用）の吐出圧が可搬型代替注水ポンプ（A-2級）の吸込口に加わることにより，上記NPSH評価のうち吸込揚程が，淡水貯水池から取水する場合よりも大きくなることから，
淡水貯水池から取水する場合の可搬型代替注水ポンプ（A-2級）のNPSH評
価に包絡される。

②（水源の変更）

13/28

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.

63

64

65

66

67

68

章番号

54-6

54-6

54-6

54-6

54-6

54-6

ページ番号

54-6-1054-6-1154-6-1154-6-1254-6-1254-6-12

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

4. 最高使用圧力 2.0MPa
3. 最高使用圧力
燃料プール代替注水系に必要となる可搬型代替注水ポンプ（A-2級）の吐出 保守的に接続先のホースと同等とし，2.0MPaとする。
圧力は1.29MPa以上であるが，可搬型代替注水ポンプ（A-2級）を用いた注水
先への注水シナリオのうち，吐出圧力が最大となるのは格納容器下部注水系（可搬型）にて要求される吐出圧力（1.67MPa）であり，可搬型代替注水ポンプ（A-2級）の最高使用圧力は1.67MPaを上回る圧力として2.0MPaとする。

変更理由

⑤

5. 最高使用温度 60℃
4. 最高使用温度
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）の最高使用温度は，水源である淡水の温度 可搬型代替注水ポンプ（A-2級）の最高使用温度は，水源である淡水及び海 ②（最高使用温が常温程度であるため，60℃とする。
水の温度が常温程度であるため，40℃とする。
度の見直し）
6. 原動機出力 100kW/台
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）の原動機については，必要な性能（消防法に基づく技術上の規格）を発揮する出力を有するものとして100kWとする。

5. 原動機出力
可搬型代替注水ポンプ（A-2級）の原動機については，必要な性能（消防法に基づく技術上の規格）を発揮する出力を有するものとして約110kWとする。

名
称 可搬型代替注水ポンプ（A-1級）
容量 m3/h/台 147（注1），（168（注2））
吐出圧力 MPa[gage] 1.95（注1），（0.85（注2））
最高使用圧力 MPa[gage] 2.0
最高使用温度 ℃ 60
原動機出力 kW/台 146

名
称 可搬型代替注水ポンプ（A-1級）
容量 m3/h/台 147（注1），（168（注2））
吐出圧力 MPa 1.97（注1），（0.85（注2））
最高使用圧力 MPa 2.0
最高使用温度 ℃ 40
出力 kW 160

【設 定 根 拠】
可搬型代替注水ポンプ（A-1級）は，重大事故等時に以下の機能を有する。

【設 定 根 拠 】
燃料プール代替注水系として使用する可搬型代替注水ポンプ（A-1級）は，想定事故１,想定事故２において想定する使用済燃料プールの水位の低下があった場合でも，使用済燃料プールの水位を維持するために必要な容量を有する設計とする（以下、「第54条第1項対応」という）。

燃料プール代替注水系として使用する可搬型代替注水ポンプ（A-1級）は， また,使用済燃料プールからの大量の水の漏えい等により使用済燃料プール
想定事故1,想定事故2において想定する使用済燃料プールの水位の低下が の水位が維持できない場合でも，使用済燃料に直接スプレイすることで，燃あった場合でも，使用済燃料プール内燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し， 料損傷を緩和するとともに，環境への放射性物質放出を可能な限り低減する及び臨界を防止するために必要な注水流量を有する設計とする（以下「第54 ために必要な容量を有する設計とする（以下、「第54条第2項対応」という）。
条第1項対応」という）。
また,使用済燃料プールからの大量の水の漏えい等により使用済燃料プールの水位が維持できない場合でも，使用済燃料に直接スプレイすることで，燃料損傷を緩和するとともに，環境への放射性物質放出を可能な限り低減するために必要な容量を有する設計とする（以下「第54条第2項対応」という）。

⑤②（最高使用温度の見直し）
⑤

⑤

⑤

14/28

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No.

章番号

ページ番号

69

54-6

54-6-1270

54-6

54-6-1271

54-6

54-6-13

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

なお，可搬型代替注水ポンプ（A-1級）は燃料プール代替注水系（常設スプレ なお，第54条第1項対応として確保する可搬型代替注水ポンプ（A-1級）は，
イヘッダ）第54条第2項対応の場合の条件が最も保守的であり，図5の通り， 可搬型代替注水ポンプ（A-2級）のみで必要台数を確保するため制限を設け可搬型代替注水ポンプ（A-1級）を１セット１台及び可搬型代替注水ポンプ
ず，第54条第2項対応として確保する可搬型代替注水ポンプ（A-1級）は，1台（A-2級）を１セット3台使用する。
でプラント1基の使用済燃料プールのスプレイ冷却が可能なため，2基合計で2台を確保する。
図5 系統概要図
1. 容量 147m3/h（注1）／168m3/h（注2）1. 容量 147（注1），（168（注2））
可搬型代替注水ポンプ（A-1級）の容量の要求値は，補足説明資料「使用済燃料プール(SFP)スプレイ設備の冷却能力について」(54-6-18～33)で説明さ 第54条第1項対応における可搬型代替注水ポンプ（A-1級）の必要容量は，れている，常設スプレイヘッダを使用する場合の147m3/h以上とする。
使用済燃料プールにおける燃料損傷防止対策の有効性評価解析（原子炉なお，可搬搬型代替注水ポンプ（A-1級）は消防法に基づく技術上の規格を 設置変更許可申請書添付資料十）において，有効性が確認されている可搬満足するものを採用していることから，その規格上要求される168m3/h以上 型代替注水ポンプの注水容量である45m3/hとする。
を容量の公称値とする。
また，第54条第2項対応における必要容量は補足説明資料「使用済燃料
プール(SFP)スプレイ設備の冷却能力について」(54-6-10～25)で説明されている容量として，可搬型スプレイヘッダを使用する場合は45.4m3/h以上，常設スプレイヘッダを使用する場合は132～147m3/hとする。

変更理由

⑤

②（水源の変更）⑤

これを上回るものとして，可搬搬型代替注水ポンプ（A-1級）は，消防法に基づく技術上の規格を満足するものを採用していることから，その規格上要求される性能である168m3/h以上（規格放水量）を容量の公称値とする。

15/28

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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

2. 吐出圧力 1.97（注1），（0.85（注2））
燃料プール代替注水系で使用する場合の可搬型代替注水ポンプ（A-1級）の必要吐出圧力は，ポンプ設置位置から注水先である使用済燃料プールまでの実揚程，ホース圧損及び配管・機器類圧損を基に設定する。

72

54-6

54-6-13

73

54-6

54-6-14②（水源の変更）

図6 可搬型代替注水ポンプ（A-1級）性能曲線

-

⑤

16/28

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No.

74

章番号

54-6

ページ番号

54-6-14

変更後

変更前

3.NPSH評価
上記の吐出圧力の確認に加え，使用条件下においてポンプがキャビテーショ
ンを起こさないことを確認するため，NPSHの評価を行った。
なお，評価においては，接続口側の可搬型代替注水ポンプ（A-1級）の有効
NPSHが必要NPSHを上回るように，上流側の（淡水貯水池に近い側の）可搬型代替注水ポンプ（A-2級）の運転条件を設定した。

③評価進捗による変更・修正

変更理由②（水源の変更）＜接続口側 可搬型代替注水ポンプ（A-1級）＞
図6より，ポンプの必要回転数は，燃料プール代替注水系（常設スプレイヘッ
ダ）第54条第2項対応の場合の必要流量（147m3/h）及び吐出圧力（1.95MPa）を満足する3600rpmとする。
75

54-6

54-6-15

図7 可搬型代替注水ポンプ（A-1級）NPSH

-

⑤

-

76

54-6

54-6-15②（水源の変更）

17/28

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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

-

77

54-6

54-6-16②（水源の変更）

-

78

79

80

54-6

54-6

54-6

54-6-16

54-6-16

54-6-17②（水源の変更）

4. 最高使用圧力 2.0MPa
3. 最高使用圧力
燃料プール代替注水系に必要となる可搬型代替注水ポンプ（A-1級）の吐出 接続先のホースと同等とすることから，2.0MPaとする。
圧力は1.95MPa以上であり，可搬型代替注水ポンプ（A-1級）の最高使用圧
力は1.95MPaを上回る圧力として2.0MPaとする。

⑤

5. 最高使用温度 60℃
4. 最高使用温度
可搬型代替注水ポンプ（A-1級）の最高使用温度は，水源である淡水の温度 可搬型代替注水ポンプ（A-1級）の最高使用温度は，水源である淡水及び海 ②（最高使用温が常温程度であるため，60℃とする。
水の温度が常温程度であるため，40℃とする。
度の見直し）

18/28

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No.

章番号

ページ番号

81

54-6

54-6-17

82

54-6

54-6-1783

54-6

54-6-22

84

85

54-6

54-6

54-6-2254-6-36③評価進捗による変更・修正

変更後

変更前

6. 原動機出力 146kW/台
可搬型代替注水ポンプ（A-1級）の原動機については，必要な性能（消防法に基づく技術上の規格）を発揮する出力を有するものとして146kWとする。

5. 原動機出力
可搬型代替注水ポンプ（A-1級）の原動機については，必要な性能（消防法に基づく技術上の規格）を発揮する出力を有するものとして約160kWとする。

・ スプレイ水の顕熱は40℃～100℃で251.6kJ/kg(1980年JSME蒸気表)・ スプレイ水の顕熱は40℃～100℃で2516.6kJ/kg(1980年JSME蒸気表)

6号炉 全炉心燃料取出し後 17.412m3/h
7号炉 全炉心燃料取出し後 17.446m3/h

6号炉 全炉心燃料取出し後 9.128m3/h
7号炉 全炉心燃料取出し後 9.168m3/h

SFPの熱負荷が最大となるような組み合わせで使用済燃料を貯蔵した場合に，当該の使用済燃料の崩壊熱除去に必要なスプレイ流量は6号炉で17.412m3/h,7号炉で17.446m3/hである。

SFPの熱負荷が最大となるような組み合わせで使用済燃料を貯蔵した場合に，当該の使用済燃料の崩壊熱除去に必要なスプレイ流量は6号炉で9.128m3/h,7号炉で9.168 m3/hである。
設計熱交換量は，海水温度が30℃，使用済燃料プール水温が52℃の場合において熱交換器1基あたり約1.9MWであるが，重大事故等対処設備として使用する場合における熱交換量は，使用済燃料プール水温が約77℃，燃料プール冷却浄化系熱交換器への通水流量が燃料プール側の流量約125m3/h，代替原子炉補機冷却系側の流量約110m3/hの場合において約2.6MWである。
使用済燃料プールに保管されている燃料が有する崩壊熱量は，有効性評価のシナリオにおいて想定しているものと同様に，保管期間が最も短いもので原子炉からの取り出し後70日が経過した燃料が存在する場合の崩壊熱量である約2.6MWとする。
崩壊熱量は，時間の経過により漸減していくことから，燃料プール冷却浄化
系熱交換器は，重大事故等時において使用済燃料プールに保管されている
燃料の崩壊熱を除去できる容量を有している。

変更理由
⑤
⑤
⑤

⑤

⑤

19/28

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No.

章番号

ページ番号

86

54-6

54-6-37

87

54-6

54-6-40

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

1.個数，容量の設定根拠
1.個数，容量の設定根拠
熱交換器ユニット（その1）の容量は，保守性を有した評価による原子炉停止 熱交換器ユニット（その１）の容量は，保守性を有した評価による原子炉停止
48時間経過後の崩壊熱（約23MW）を2基の熱交換器で除去する容量として， 48時間経過後の崩壊熱（約23MW）を2基の熱交換器で除去する容量として，
約23MW/式とする。
約23MW/式とする。
なお，熱交換器ユニット（その1）の容量を上記のように設定することで，有効 なお，熱交換器ユニット（その１）の容量を上記のように設定することで，代替性評価「崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）」のシナリオにお 原子炉補機冷却系を使用する有効性評価「崩壊熱除去機能喪失（取水機能いて事故発生20時間後に代替原子炉補機冷却系を用いて残留熱除去系に 喪失）」のシナリオで，事故発生20時間後に代替原子炉補機冷却系を用いたよるサプレッション・チェンバ・プール水冷却モード運転を行った場合，有効性 残留熱除去系によるサプレッション・チェンバ・プール水冷却モード運転で冷評価「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）代替循 却効果が確認されている。
環冷却系を使用する場合」のシナリオにおいて事故発生22.5 時間後に代替 具体的には，図13に有効性評価シナリオ「崩壊熱除去機能喪失（取水機能
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 喪失）」のサプレッション・チェンバ水温を示すように，代替原子炉補機冷却系
運転を行った場合，又は有効性評価「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直 を使用したサプレッション・チェンバ・プール水冷却モード運転を開始した後接加熱」のシナリオにおいて事故発生20.5 時間後に代替循環冷却系による に，温度上昇が抑制されていることが確認できている。
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を行った場
合に，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用済燃料プールの冷却を行った場合の冷却効果が確認されている。
1.個数，容量の設定根拠
1.個数，容量の設定根拠
熱交換器ユニット（その2）の容量は，保守性を有した評価による原子炉停止 熱交換器ユニット（その２）の容量は，保守性を有した評価による原子炉停止
48時間経過後の崩壊熱（約23MW）を2基の熱交換器で除去する容量として， 48時間経過後の崩壊熱（約23MW）を2基の熱交換器で除去する容量として，
約23MW/式とする。
約23MW/式とする。
なお，熱交換器ユニット（その2）の容量を上記のように設定することで，有効 なお，熱交換器ユニット（その２）の容量を上記のように設定することで，代替性評価「崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）」のシナリオにお 原子炉補機冷却系を使用する有効性評価「崩壊熱除去機能喪失（取水機能いて事故発生20時間後に代替原子炉補機冷却系を用いて残留熱除去系に 喪失）」のシナリオで，事故発生20時間後に代替原子炉補機冷却系を用いたよるサプレッション・チェンバ・プール水冷却モード運転を行った場合，有効性 残留熱除去系によるサプレッション・チェンバ・プール水冷却モード運転で冷評価「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）代替循 却効果が確認されている。
環冷却系を使用する場合」のシナリオにおいて事故発生22.5 時間後に代替 具体的には，図14に有効性評価シナリオ「崩壊熱除去機能喪失（取水機能
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 喪失）」のサプレッション・チェンバ水温を示すように，代替原子炉補機冷却系
運転を行った場合，又は有効性評価「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直 を使用したサプレッション・チェンバ・プール水冷却モード運転を開始した後接加熱」のシナリオにおいて事故発生20.5 時間後に代替循環冷却系による に，温度上昇が抑制されていることが確認できている。
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を行った場
合に，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用済燃料プールの冷却を行った場合の冷却効果が確認されている。

変更理由

⑤

⑤

20/28

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

88

54-6

54-6-43

89

54-6

54-6-4390

54-6

54-6-45

91

54-6

54-6-45

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

1.個数，容量の設定根拠
1.個数，容量の設定根拠
代替原子炉補機冷却水ポンプ（その1）の容量は，保守性を有した評価による 代替原子炉補機冷却系水ポンプ（その１）の容量は，保守性を有した評価に原子炉停止48時間経過後の崩壊熱（約23MW）を除去するために必要な流量 よる原子炉停止48時間経過後の崩壊熱（約23MW）を除去するために必要なを600m3/hとし，容量300 m3/hのポンプを2台設置する。
流量を600m3/hとし，容量300 m3/hのポンプを2台設置する。
なお，代替原子炉補機冷却水ポンプ（その1）の容量を上記のように設定する なお，代替原子炉補機冷却水ポンプ（その１）の容量を上記のように設定すことで，有効性評価「崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）」のシ ることで，代替原子炉補機冷却系を使用する有効性評価「崩壊熱除去機能
ナリオにおいて事故発生20時間後に代替原子炉補機冷却系を用いて残留 喪失（取水機能喪失）」のシナリオで，事故発生20時間後に代替原子炉補機
熱除去系によるサプレッション・チェンバ・プール水冷却モード運転を行った 冷却系を用いた残留熱除去系によるサプレッション・チェンバ・プール水冷却場合，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 モード運転で冷却効果が確認されている。具体的には，図13に有効性評価
破損）代替循環冷却系を使用する場合」のシナリオにおいて事故発生22.5 時 シナリオ「崩壊熱除去機能喪失（取水機能喪失）」のサプレッション・チェンバ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 水温を示すように，代替原子炉補機冷却系を使用したサプレッション・チェン
レ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 バ・プール水冷却モード運転を開始した後に，温度上昇が抑制されているこ器雰囲気直接加熱」のシナリオにおいて事故発生20.5 時間後に代替循環冷 とが確認できている。
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を行った場合に，同時に代替原子炉補機冷却系を用いて燃料プール冷却
浄化系による使用済燃料プールの冷却を行った場合の冷却効果が確認され
ている。

変更理由

⑤

⑤
1.個数，容量の設定根拠
1.個数，容量の設定根拠
代替原子炉補機冷却水ポンプ（その2）の容量は，保守性を有した評価による 代替原子炉補機冷却系水ポンプ（その２）の容量は，保守性を有した評価に原子炉停止48時間経過後の崩壊熱（約23MW）を除去するために必要な流量 よる原子炉停止48時間経過後の崩壊熱（約23MW）を除去するために必要なを600m3/hとし，容量600 m3/hのポンプを1台設置する。
流量を600m3/hとし，容量600 m3/hのポンプを1台設置する。
なお，代替原子炉補機冷却水ポンプ（その2）の容量を上記のように設定する なお，代替原子炉補機冷却水ポンプ（その２）の容量を上記のように設定すことで，有効性評価「崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）」のシ ることで，代替原子炉補機冷却系を使用する有効性評価「崩壊熱除去機能
ナリオにおいて事故発生20時間後に代替原子炉補機冷却系を用いて残留 喪失（取水機能喪失）」のシナリオで，事故発生20時間後に代替原子炉補機
熱除去系によるサプレッション・チェンバ・プール水冷却モード運転を行った 冷却系を用いた残留熱除去系によるサプレッション・チェンバ・プール水冷却場合，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 モード運転で冷却効果が確認されている。具体的には，図14に有効性評価
破損）代替循環冷却系を使用する場合」のシナリオにおいて事故発生22.5 時 シナリオ「崩壊熱除去機能喪失（取水機能喪失）」のサプレッション・チェンバ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 水温を示すように，代替原子炉補機冷却系を使用したサプレッション・チェン
レ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 バ・プール水冷却モード運転を開始した後に，温度上昇が抑制されているこ器雰囲気直接加熱」のシナリオにおいて事故発生20.5 時間後に代替循環冷 とが確認できている。
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を行った場合に，同時に代替原子炉補機冷却系を用いて燃料プール冷却
浄化系による使用済燃料プールの冷却を行った場合の冷却効果が確認され
ている。

⑤

⑤

21/28

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

54-6

54-6-47

93

54-6

54-6-48

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54-6

95

54-6

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

1.容量の設定根拠
1.容量の設定根拠
大容量送水車（熱交換器ユニット用）の容量は，保守性を有した評価による 大容量送水車（熱交換器ユニット用）の容量は，保守性を有した評価による原子炉停止48時間経過後の崩壊熱（約23MW）を除去するために必要な流量 原子炉停止48時間経過後の崩壊熱（約23MW）を除去するために必要な流量を840m3/hとし，900m3/hとする。
を840m3/hとし，900m3/hとする。
なお，大容量送水車（熱交換器ユニット用）の容量を上記のように設定するこ なお，大容量送水車（熱交換器ユニット用）の容量を上記のように設定することで，有効性評価「崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）」のシナ とで，代替原子炉補機冷却系を使用する有効性評価「崩壊熱除去機能喪失
リオにおいて事故発生20時間後に代替原子炉補機冷却系を用いて残留熱 （取水機能喪失）」のシナリオで，事故発生20時間後に代替原子炉補機冷却除去系によるサプレッション・チェンバ・プール水冷却モード運転を行った場 系を用いた残留熱除去系によるサプレッション・チェンバ・プール水冷却モー合，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 ド運転で冷却効果が確認されている。具体的には，図13に有効性評価シナリ損）代替循環冷却系を使用する場合」のシナリオにおいて事故発生22.5 時間 オ「崩壊熱除去機能喪失（取水機能喪失）」のサプレッション・チェンバ水温を後に代替循環冷却系による原子炉注水及び格納容器スプレイの同時運転を 示すように，代替原子炉補機冷却系を使用したサプレッション・チェンバ・プー
行った場合，又は有効性評価「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加 ル水冷却モード運転を開始した後に，温度上昇が抑制されていることが確認
熱」のシナリオにおいて事故発生20.5 時間後に代替循環冷却系による原子 できている。
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用済燃料プールの冷却を行った場合の冷却効果が確認されている。
図17 大容量送水車（熱交換器ユニット用）送水ポンプ性能曲線
図17 大容量送水車（熱交換器ユニット用）性能曲線

変更理由

⑤

⑤

〈大容量送水車のNPSH評価〉〈大容量送水車のNPSH評価〉
大容量送水車（熱交換器ユニット用）は,取水路に投入した取水ポンプにより, 大容量送水車（熱交換器ユニット用）は,取水路に投入した取水ポンプにより,取水される海水を送水ポンプを用いて送水する構造となっている。使用状態 取水される海水を送水ポンプを用いて送水する構造となっている。取水ポン
での各機器の配置イメージを図18に示す。この場合における海面は，通常時 プは,送水ポンプ設置高さより約17.6m下の取水路から取水し,吐出揚程20mの平均海面では送水ポンプの約13.4m下位，津波時の引き波と干潮との重 以上で送水ポンプに送水可能であり,送水ポンプは十分に吸込み揚程を確保
畳を考慮した海面では送水ポンプの約17.2m下位となる。また，取水ポンプ 可能であることからキャビテーションが発生する恐れはない。
は，キャビテーションの発生を防止するために，海面から0.5m以上水没させて使用する必要がある。
①（大容量送水これを踏まえ，取水ポンプの吐出部のホースの長さが23mであることから，
54-6-48,49
車の取水性能説
ホースを最も伸ばした状態で取水ポンプを海中に設置する。これにより，海明見直し）
面が最も低い状態になった場合（大容量送水車から約17.2m下位）でも，ポン
プ位置を調整することなく海水を取水することが可能である。
上記の設置状況に基づき，必要流量840 m3/hを確保した場合における揚程である31mに対し，必要揚程が約19mであること，また，取水ポンプの吐出部のホース長が23mであるのに対し，最も海面が低い状態になった場合の高低差が約17.2mであることから，吐出部のホースを最も伸ばした状態で取水ポンプを設置することにより，設置高さを調整することなく，必要な揚程を確保することが可能である。
図18 大容量送水車（熱交換器ユニット用）概要図
図18 大容量送水車（熱交換器ユニット用）概要図①（大容量送水54-6-49
車の取水性能説
明見直し）

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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

96

54-6

54-6-53

97

54-6

54-6-53

98

54-6

54-6-5499

54-6

54-6-54100

54-6

54-6-55

101

54-6

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102

54-6

54-6-56

103

54-6

54-6-56

104

54-6

54-6-57

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

使用済燃料貯蔵プール温度（SA広域）は，設計基準対象施設及び重大事故 使用済燃料貯蔵プール温度（SA広域）は，設計基準対象施設及び重大事故等対処設備の機能を有しており，使用済燃料貯蔵プール温度（SA広域）の検 等対処設備の機能を有しており，使用済燃料貯蔵プール温度（SA広域）の検出信号は，熱電対からの起電力を，中央制御室の指示部にて温度信号に変 出信号は，熱電対にて温度を電気信号に変換した後，使用済燃料貯蔵プー
換する処理を行った後，使用済燃料貯蔵プール温度（SA広域）を中央制御室 ル温度（SA広域）を中央制御室に指示し，記録する。
に指示し，記録する。（図20 「使用済燃料貯蔵プール温度（SA広域）の概略
構成図」参照）
図20 使用済燃料貯蔵プール温度（SA広域）の概略構成図
図20 使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA広域）の概略構成図
使用済燃料貯蔵プール水位（SA広域）は，設計基準対象施設及び重大事故 使用済燃料貯蔵プール水位（SA広域）は，設計基準対象施設及び重大事故等対処設備の機能を有しており，T.M.S.L.20180mmから15箇所に設置した液 等対処設備の機能を有しており，T.M.S.L.20180mmから15箇所に設置した液相及び気相の熱電対からの起電力を，中央制御室の指示部にて水位信号 相及び気相の熱電対にて温度を電気信号に変換した後，中央制御室に指示へ変換する処理を行った後，中央制御室に指示し，記録する。気相と液相の し，記録する。気相と液相の差温度を確認することにより間接的に水位を監
差温度を確認することにより間接的に水位を監視することができる。（図21
視することができる。（図20 「使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA広域）の「使用済燃料貯蔵プール水位（SA広域）の概略構成図」参照）
概略構成図」参照）
図21 使用済燃料貯蔵プール水位（SA広域）の概略構成図－

表11 使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA広域）の計測範囲

表11 使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA広域）の計測範囲

使用済燃料貯蔵プール温度（SA）は，重大事故等対処設備の機能を有して 使用済燃料貯蔵プール温度（SA）は，重大事故等対処設備の機能を有しており，使用済燃料貯蔵プール温度（SA）の検出信号は，熱電対からの起電力 おり，使用済燃料貯蔵プール温度（SA）の検出信号は，熱電対にて温度を電を，中央制御室の指示部にて温度信号に変換する処理を行った後，使用済 気信号に変換した後，使用済燃料貯蔵プール温度（SA）を中央制御室に指燃料貯蔵プール温度（SA）を中央制御室に指示し，記録する。
示し，記録する。
使用済燃料貯蔵プール水位（SA）は，重大事故等対処設備の機能を有して 使用済燃料貯蔵プール水位（SA）は，重大事故等対処設備の機能を有しており，T.M.S.L.23420mm（6号炉），T.M.S.L.23373mm（7号炉）から9箇所に設置 おり，T.M.S.L.23420mm（6号炉），T.M.S.L.23373mm（7号炉）から9箇所に設置した液相及び気相の熱電対からの起電力を，中央制御室の指示部にて水位 した液相及び気相の熱電対にて温度を電気信号に変換した後，中央制御室
信号へ変換する処理を行った後，中央制御室に指示し，記録する。気相と液 に指示し，記録する。気相と液相の差温度を確認することにより間接的に水相の差温度を確認することにより間接的に水位を監視することができる。（図 位を監視することができる。（図21 「使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）
22 「使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）の概略構成図」参照）の概略構成図」参照）
図22 使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）の概略構成図

図21 使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）の概略構成図

表13 使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）の計測範囲

表13 使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）の計測範囲

変更理由

⑤

⑤

⑤

⑤
⑤

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

105

54-6

54-6-58

106

54-6

54-6-58

107

54-6

54-6-59

108

54-7

109

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

使用済燃料貯蔵プール放射線モニタは，重大事故等対処設備の機能を有し 使用済燃料貯蔵プール放射線モニタは，重大事故等対処設備の機能を有しており，使用済燃料貯蔵プール放射線モニタの検出信号は，使用済燃料ており，使用済燃料貯蔵プール放射線モニタの検出信号は，電離箱にて線
プールエリアの放射線量率を電離箱を用いて電流信号として検出する。検出 量当量率を電気信号に変換した後，前置増幅器で電気信号を増幅し，演算した電流信号を前置増幅器で増幅し，中央制御室の指示部にて放射線量率 装置にて線量当量率信号に変換する処理を行った後，線量当量率を中央制信号に変換する処理を行った後，放射線量率を中央制御室に指示し，記録 御室に指示し，記録する。（図22 「使用済燃料貯蔵プール放射線モニタの概する。（図23 「使用済燃料貯蔵プール放射線モニタの概略構成図」参照）
略構成図」参照）
図23 使用済燃料貯蔵プール放射線モニタの概略構成図

図22 使用済燃料貯蔵プール放射線モニタの概略構成図

表15 使用済燃料貯蔵プール放射線モニタの計測範囲

表15 使用済燃料貯蔵プール放射線モニタの計測範囲

図1 燃料プール代替注水系(可搬型スプレイヘッダ)
第54条第1項対応 屋外接続図(淡水貯水池)-

54-7-154-7-2

図2 燃料プール代替注水系(可搬型スプレイヘッダ)
第54条第1項対応 屋外接続図(防火水槽)

-

54-7
54-7

54-7-3

図3 燃料プール代替注水系(可搬型スプレイヘッダ)
第54条第2項対応 屋外接続図(淡水貯水池)

-

110

54-7

54-7-4

図4 燃料プール代替注水系(可搬スプレイヘッダ)
第54条第2項対応 屋外接続図(防火水槽)

-

111

54-7

54-7-5

図5 燃料プール代替注水系(可搬型スプレイヘッダ)
6号炉 屋内接続図(1/3)

図1 燃料プール代替注水系(可搬型スプレイヘッダ) 6号炉 接続図

112

54-7

54-7-6

図6 燃料プール代替注水系(可搬型スプレイヘッダ)
6号炉 屋内配置図(2/3)

-

113

54-7

54-7-7

図7 燃料プール代替注水系(可搬型スプレイヘッダ)
6号炉 屋内配置図(3/3)

-

114

54-7

54-7-8

図8 燃料プール代替注水系(可搬型スプレイヘッダ)
7号炉 屋内配置図(1/3)

図2 燃料プール代替注水系(可搬型スプレイヘッダ) 7号炉 接続図

115

54-7

54-7-9図9 燃料プール代替注水系(可搬型スプレイヘッダ)
7号炉 屋内配置図(2/3)

-

116

変更理由

⑤

⑤
⑤
⑤
⑤
⑤
⑤
②（水源の変更）⑤⑤②（水源の変更）⑤

24/28

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

54-7

54-7-10

図10 燃料プール代替注水系(可搬型スプレイヘッダ)
7号炉 屋内配置図(3/3)

-

117

54-7

54-7-11

図11 燃料プール代替注水系(常設スプレイヘッダ)
第54条第1項対応 屋外接続図(淡水貯水池)

-

118

54-7

54-7-12

図12 燃料プール代替注水系(常設スプレイヘッダ)
第54条第1項対応 屋外接続図(防火水槽)

-

119

54-7

54-7-13

図13 燃料プール代替注水系(常設スプレイヘッダ)
第54条第2項対応 屋外接続図(淡水貯水池)

-

120

54-7

54-7-14

図14 燃料プール代替注水系(常設スプレイヘッダ)
第54条第2項対応 屋外接続図(防火水槽)

-

121
122

54-7

54-7-15

図16 代替原子炉補機冷却系（可搬設備）接続図

図5 代替原子炉補機冷却系（可搬設備）接続図

123

54-8

54-8-1

図1 保管場所図(位置的分散)

図1 可搬型代替注水ポンプの保管場所

124

54-8

54-8-2

図2 保管場所図(機器配置)(1/2)-

図3 保管場所図(機器配置)(2/2)-

図4 6号炉 可搬型スプレイヘッダ・ホースの保管場所(1/2)

図2 6号炉 可搬型スプレイヘッダ・ホースの保管場所(1/2)

図5 6号炉 可搬型スプレイヘッダ・ホースの保管場所(2/2)

図3 6号炉 可搬型スプレイヘッダホースの保管場所(2/2)

図6 7号炉 可搬型スプレイヘッダ・ホースの保管場所(1/2)

図4 7号炉 可搬型スプレイヘッダ・ホースの保管場所(1/2)

図7 7号炉 可搬型スプレイヘッダ・ホースの保管場所(2/2)

図5 7号炉 可搬型スプレイヘッダ・ホースの保管場所(2/2)

図1 保管場所及びアクセスルート図（屋外）

図1 保管場所及びアクセスルート図（屋外）

図2 地震・津波発生時のアクセスルート図（屋外）

図2 地震・津波発生時のアクセスルート図（屋外）

図3 森林火災発生時のアクセスルート図（屋外）

図3 森林火災発生時のアクセスルート図（屋外）

図4 中央交差点が通行不能時のアクセスルート図（屋外）

図4 中央交差点が通行不能時のアクセスルート図（屋外）

125

54-8

54-8-3

126

54-8

54-8-4

127

54-8

54-8-5

128

54-8

54-8-6

129

54-8

54-8-713054-9

54-9-1

131

54-9

54-9-1

132

54-9

54-9-2

133

54-9

54-9-2変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由
⑤
⑤
⑤
⑤
⑤
⑤
⑤
⑤
⑤
②（水源の変更）②（水源の変更）②（水源の変更）②（水源の変更）②（K5TSCへの変
更）②（K5TSCへの変
更）②（K5TSCへの変
更）②（K5TSCへの変
更）

25/28

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

134

54-9

54-9-3

135

54-9

54-9-4

136

54-9

54-9-5

137

54-9

54-9-6

138

54-9

54-9-7

139

54-9

54-9-814054-9

54-9-914154-9

54-9-10変更後
図10 屋内アクセスルート図（1/8）

54-9

54-9-13

144

54-9

54-9-19

145

54-11

54-11-1

146

54-11

54-11-1

図10 屋内アクセスルート図（2/5）
図10 屋内アクセスルート図（3/5）
図10 屋内アクセスルート図（4/5）⑤

図10 屋内アクセスルート図（5/8）

143

図10 屋内アクセスルート図（1/5）⑤
図10 屋内アクセスルート図（4/8）

54-9-12

変更理由⑤
図10 屋内アクセスルート図（3/8）

54-9

変更前

⑤
図10 屋内アクセスルート図（2/8）

142③評価進捗による変更・修正

図10 屋内アクセスルート図（5/5）⑤

図10 屋内アクセスルート図（6/8）-

図11 屋内アクセスルート図（7/8）-

図12 屋内アクセスルート図（8/8）-

図14 使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置へのアクセスルート図 図11 使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置へのアクセスルート図（2/14）（2/14）
図15 使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置へのアクセスルート図 図12 使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置へのアクセスルート図（3/14）（3/14）
図21 使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置へのアクセスルート図 図18 使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置へのアクセスルート図（9/14）（9/14）
使用済燃料貯蔵プール水位（SA広域）は，設計基準対象施設及び重大事故 使用済燃料貯蔵プール水位（SA広域）は，設計基準対象施設及び重大事故等対処設備の機能を有しており，T.M.S.L.20180mmから15箇所に設置した液 等対処設備の機能を有しており，T.M.S.L.20180mmから15箇所に設置した液相及び気相の熱電対からの起電力を，中央制御室の指示部にて水位信号 相及び気相の熱電対にて温度を電気信号に変換した後，中央制御室に指示へ変換する処理を行った後，中央制御室に指示し，記録する。気相と液相の し，記録する。気相と液相の差温度を確認することにより間接的に水位を監
差温度を確認することにより間接的に水位を監視することができる。（図1
視することができる。（図1 「使用済燃料貯蔵プール水位（SA広域）の概略構「使用済燃料貯蔵プール水位（SA広域）の概略構成図」参照）
成図」参照）
図1 使用済燃料貯蔵プール水位（SA広域）の概略構成図

図1 使用済燃料貯蔵プール水位（SA広域）の概略構成図

⑤
⑤
⑤
⑤
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

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150

54-11

54-11-5

151

54-11

54-11-6

152

54-11

54-11-6

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

使用済燃料貯蔵プール温度（SA広域）は，設計基準対象施設及び重大事故 使用済燃料貯蔵プール温度（SA広域）は，設計基準対象施設及び重大事故等対処設備の機能を有しており，使用済燃料貯蔵プール温度（SA広域）の検 等対処設備の機能を有しており，使用済燃料貯蔵プール温度（SA広域）の検出信号は，熱電対からの起電力を，中央制御室の指示部にて温度信号に変 出信号は，熱電対にて温度を電気信号に変換した後，使用済燃料貯蔵プー
換する処理を行った後，使用済燃料貯蔵プール温度（SA広域）を中央制御室 ル温度（SA広域）を中央制御室に指示し，記録する。（図2 「使用済燃料貯に指示し，記録する。（図2 「使用済燃料貯蔵プール温度（SA広域）の概略 蔵プール温度（SA広域）の概略構成図」参照）
構成図」参照）
図2 使用済燃料貯蔵プール温度（SA広域）の概略構成図
図2 使用済燃料貯蔵プール温度（SA広域）の概略構成図
図3 使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA広域）の概略構成図（6号炉）

図3 使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA広域）の概略構成図（6号炉）

図4 使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA広域）の概略構成図（7号炉）

図4 使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA広域）の概略構成図（7号炉）

使用済燃料貯蔵プール水位（SA）は，重大事故等対処設備の機能を有して 使用済燃料貯蔵プール水位（SA）は，重大事故等対処設備の機能を有しており，T.M.S.L.23420mm（6号炉），T.M.S.L.23373mm（7号炉）から9箇所に設置 おり，T.M.S.L.23420mm（6号炉），T.M.S.L.23373mm（7号炉）から9箇所に設置した液相及び気相の熱電対からの起電力を，中央制御室の指示部にて水位 した液相及び気相の熱電対にて温度を電気信号に変換した後，中央制御室
信号へ変換する処理を行った後，中央制御室に指示し，記録する。気相と液 に指示し，記録する。気相と液相の差温度を確認することにより間接的に水相の差温度を確認することにより間接的に水位を監視することができる。（図 位を監視することができる。（図5 「使用済燃料貯蔵プール水位（SA）の概略
5 「使用済燃料貯蔵プール水位（SA）の概略構成図」参照）
構成図」参照）
図5 使用済燃料貯蔵プール水位（SA）の概略構成図

図5 使用済燃料貯蔵プール水位（SA）の概略構成図

使用済燃料貯蔵プール温度（SA）は，重大事故等対処設備の機能を有して 使用済燃料貯蔵プール温度（SA）は，重大事故等対処設備の機能を有しており，使用済燃料貯蔵プール温度（SA）の検出信号は，熱電対からの起電力 おり，使用済燃料貯蔵プール温度（SA）の検出信号は，熱電対にて温度を電を，中央制御室の指示部にて温度信号に変換する処理を行った後，使用済 気信号に変換した後，使用済燃料貯蔵プール温度（SA）を中央制御室に指燃料貯蔵プール温度（SA）を中央制御室に指示し，記録する。（図6 「使用済 示し，記録する。（図6 「使用済燃料貯蔵プール温度（SA）の概略構成図」参燃料貯蔵プール温度（SA）の概略構成図」参照）
照）

153

54-11

54-11-8

154

54-11

54-11-8

155

54-11

54-11-9

156

54-11

54-11-954-11

使用済燃料貯蔵プール放射線モニタは，重大事故等対処設備の機能を有し 使用済燃料貯蔵プール放射線モニタは，重大事故等対処設備の機能を有しており，使用済燃料貯蔵プール放射線モニタの検出信号は，使用済燃料ており，使用済燃料貯蔵プール放射線モニタの検出信号は，電離箱にて線
プールエリアの放射線量率を電離箱を用いて電流信号として検出する。検出 量当量率を電気信号に変換した後，前置増幅器で電気信号を増幅し，演算
54-11-10した電流信号を前置増幅器で増幅し，中央制御室の指示部にて放射線量率 装置にて線量当量率信号に変換する処理を行った後，線量当量率を中央制信号に変換する処理を行った後，放射線量率を中央制御室に指示し，記録 御室に指示し，記録する。
する。

157

図6 使用済燃料貯蔵プール温度（SA）の概略構成図

図6 使用済燃料貯蔵プール温度（SA）の概略構成図

図7 使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）の計測範囲（6号炉）

図7 使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）の計測範囲（6号炉）

図8 使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）の計測範囲（7号炉）

図8 使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）の計測範囲（7号炉）

変更理由

⑤

⑤
⑤
⑤

⑤

⑤

⑤

⑤
⑤
⑤

⑤

27/28

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

158

54-11

54-11-10

159

54-11

54-11-13

160

54-11

54-11-18

161

54-12

54-12-1

162

54-12

54-12-1

163

54-12

54-12-1

164

54-15

54-15-1

165

54-15

54-15-2

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

図9 使用済燃料貯蔵プール放射線モニタの概略構成図

図9 使用済燃料貯蔵プール放射線モニタの概略構成図

図12 使用済燃料貯蔵プール監視カメラの概略構成図

図12 使用済燃料貯蔵プール監視カメラの概略構成図

図16 使用済燃料プールの水位が異常に低下した場合の監視設備概略図

図16 使用済燃料プールの水位が異常に低下した場合の監視設備概略図

ディフューザ配管は，設計・建設規格，JSME S NC1-2005におけるクラス３配 ディフューザ配管は，設計・建設規格，JSME S NC1-2012におけるクラス３配管に該当する。
管に該当する。
スキマサージタンクには，約30mm×100mmの異物混入防止ストレーナが設 スキマサージタンクには，20mm×100mmの異物混入防止ストレーナが設置
置されており，使用済燃料プール水面に浮かぶ塵等の比較的大きな不純物 されており，使用済燃料プール水面に浮かぶ塵等の比較的大きな不純物をを除去することが可能である。
除去することが可能である。
このろ過脱塩器のエレメントは目開き約25μm程度であり，サイフォンブレー このろ過脱塩器の出口側には樹脂の流出を防止するために出口ストレーナ
ク孔の寸法15mmφを閉塞させるような不純物の除去が可能である。
が設置されている。出口ストレーナのエレメントは24×110メッシュ（通過粒子
径約150μm程度）であり，サイフォンブレーク孔の寸法15mmφを閉塞させる
ような不純物の除去が可能である。
表1 機器名称覧に記載の弁名称と，正式名称及び弁番号の関係について

表1 機器名称覧に記載の弁名称と，正式名称及び弁番号の関係について

表2 機器名称覧に記載の弁名称と，正式名称・弁番号の関係について

表2 機器名称覧に記載の弁名称と，正式名称・弁番号の関係について

変更理由
⑤
⑤
⑤
⑤

⑤

⑤

⑤
⑤

28/28

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（補足説明資料）
章/項番号：55条 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備

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.

章番号

ページ番号

1

55-4

55-4-1変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

⑤

図4-2 大容量送水車（原子炉建屋放水設備用） 外観図

図4-2 大容量送水車（原子炉建屋放水設備用） 外観図

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.

章番号

ページ番号

2

55-5

55-5-8

3

55-5

55-5-8

変更後

変更前

55-5-1555-5

図5-4 原子炉建屋断面図（6号及び7号炉）

5 号炉雨水排水路集水桝寸法 縦：1.95，横：1.95，高さ ：約 1.3

5 号炉雨水排水路集水桝寸法 縦：1.95，横：1.95，高さ※1：約 1.15

（m）

（m）

フラップゲート寸法（m）（3 箇所）

5

⑤

⑤

※1

55-5

変更理由

原子炉建屋は，原子炉建屋屋上（地上高）と原子炉建屋屋上（地上高 原子炉建屋は，原子炉建屋オペレーティングフロア屋上の高さ（地上高）と高さに違いがあることから，放水方向によって，射程距離が異なる（図5- ），原子炉建屋下部屋上高さ（地上高）と高さに違いがあることから，
4～10参照）。以下に，射程距離を整理する。また，原子炉建屋屋上に放水 放水方向によって，射程距離が異なる（図5-4～6参照）。以下に，射程距離
された泡消火薬剤は，原子炉建屋屋上で拡がる効果に期待できる。
を整理する。

図5-4 原子炉建屋断面図（6号及び7号炉）

4③評価進捗による変更・修正※1

縦：2.0，横：2.0，高さ ：約 1.0

フラップゲート寸法（m）（3 箇所）※1

縦：2.0，横：2.0，高さ ：約 0.9②放射性物質吸着材の容量②放射性物質吸着材の容量
放射性物質吸着材は，上記雨水排水路集水桝に設置可能な放射性物質吸 放射性物質吸着材は，上記雨水排水路集水桝に設置可能な吸着材ユニッ
55-5-16 着材ユニットであり，その寸法から，放射性物質吸着材の容量を以下のとお トであり，その寸法から，放射性物質吸着材の容量を以下のとおりとする。
りとする。なお，この場合の空隙率は，およそ37～49％となる。
なお，この場合の空隙率は，およそ30～50％となる。

③（設置場所の最新詳細図面の寸法反映による修正）③(設置場所の寸法見直しによる
修正）

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

6

55-5

ページ番号

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

なお，航空機衝突による航空機燃料火災に対応するため，泡消火薬剤を1% －55-5-18 混合しながら900m3/hで泡消火を実施することから，4,000Lの泡原液で約27
分間泡消火が可能である。
2. 最高使用圧力(0.02MPa[gage])
2. 高使用圧力(0.03MPa[gage])
積載する泡原液の水頭及び空間部の気圧を考慮して0.02MPa[gage]とす
積載する泡原液の水頭及び空間部の気圧を考慮して0.03MPa[gage]とす
る。
る。

7

55-5

55-5-18

8

55-6

55-6-3

3. 最高使用温度(60℃)
泡原液混合装置を重大事故等時において使用する場合の最高使用温度
は， 60℃とする。

変更理由⑤③（試験結果及び他設備との整合を図るための修正）

3. 最高使用温度(120℃)
泡原液混合装置を重大事故等時において使用する場合の最高使用温度
は，大容量送水車（原子炉建屋放水設備用）と同様の60℃を満足する値である，メーカーが規定する120℃とする。
２．放射性物質の拡散抑制対策
２．放射性物質の拡散抑制対策
放射性物質が発電所外へ拡散することを抑制するため，以下の対策を実
放射性物質が発電所外へ拡散することを抑制するため，以下の対策を実施する。海洋への拡散抑制対策として用いる放射性物質吸着材及び汚濁防 施する。海洋への拡散抑制対策の概要を図6-3に示す。
止設置位置を図6-3に，海洋への放射性物質の拡散抑制手順の流れを図6-4に示す。
（１）6号及び7号炉雨水排水路集水桝へ放射性物質吸着材の設置（１）6号及び7号炉雨水排水路集水桝へ放射性物質吸着材の設置
放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制を実施する必要がある場
放水砲による大気への放射性物質の拡散抑制を実施する必要がある場 合は，原子炉建屋への放水により汚染した水が，原子炉建屋雨水路を経由
合は，原子炉建屋への放水により汚染した水が，原子炉建屋雨水路を経由 して，6号及び7号炉 近傍の構内の雨水排水路に導かれることになるため，して，6号及び7号炉近傍の構内の雨水排水路に導かれることになるため， 下流の雨水排水路集水桝2箇所を優先させ，放射性物質吸着材を設置し，下流の雨水排水路集水桝2箇所を優先させ，放射性物質吸着材を設置し， 放射性物質の拡散を抑制する。
放射性物質の拡散を抑制する。
（図6-3-①）（図6-3-①, 図6-4-①）（２）その他海洋への経路への放射性物質吸着材の設置（１）のとおり，原子炉建屋への放水により発生した汚染水の海洋までの主（２）その他海洋への経路への放射性物質吸着材の設置
要な経路となる雨水排水路集水桝に放射性物質吸着材を設置することとし（１）のとおり，原子炉建屋への放水により発生した汚染水の海洋までの主 ているが，当該雨水排水路の損傷等により，汚染水が敷地に溢れた場合
要な経路となる雨水排水路集水桝に放射性物質吸着材を設置することとし に，その他の海洋への経路の可能性がある。具体的流路としては，5号炉のているが，当該雨水排水路の損傷等により，汚染水が敷地に溢れた場合
雨水排水路及び防潮堤下部のフラップゲートであるが，5号炉の雨水排水路に，その他の海洋への経路の可能性がある。具体的流路としては，5号炉の 集水桝及びフラップゲート入口に放射性物質吸着材を設置し，放射性物質
雨水排水路及び防潮堤下部のフラップゲートであるが，5号炉の雨水排水路 の拡散を抑制する。
集水桝及びフラップゲート入口に放射性物質吸着材を設置し，放射性物質 （図6-3-②）の拡散を抑制する。
②（技術的能力（図6-3-②, 図6-4-②）（３）北放水口への汚濁防止膜の設置
審査資料（1.12）
その後，汚濁防止膜の設置が可能な状況（大津波警報，津波警報が出て（３）北放水口への汚濁防止膜の設置いない又は解除された）な場合，汚濁防止膜を設置する。なお， 6号及び7号 に提示されていその後，汚濁防止膜の設置が可能な状況（大津波警報，津波警報が出て 炉への放水により発生した汚染水は，各号炉の雨水排水路を経由し，北放 る海洋への放射性物質の拡散抑いない又は解除された）な場合，汚濁防止膜を設置する。なお， 6号及び7号 水口に導かれるため，北放水口に汚濁防止膜を設置する。
制手順の流れと炉への放水により発生した汚染水は，各号炉の雨水排水路を経由し，北放 （図6-3-③）
整合するため修
水口に導かれるため，北放水口に汚濁防止膜を設置する。
正）（図6-3-③, 図6-4-③）（４）取水口への汚濁防止膜の設置

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

変更前
（４）取水口への汚濁防止膜の設置
6号及び7号炉雨水排水路の閉塞・損傷又は排水可能な流量以上の雨水（４）取水口への汚濁防止膜の設置が流れた際には，敷地に排水が溢れ，5号炉の雨水排水路又は防潮堤下部
6号及び7号炉雨水排水路の閉塞・損傷又は排水可能な流量以上の雨水 のフラップゲートを経由し，北放水口及び取水口に導かれる。また，放水にが流れた際には，敷地に排水が溢れ，5号炉の雨水排水路又は防潮堤下部 よって，原子炉建屋の内部に滞留した汚染水は，原子炉建屋からタービンのフラップゲートを経由し，北放水口及び取水口に導かれる。また，放水に 建屋を経由して建屋外へ通じる配管によって，取水及び放水ピットを通じ取よって，原子炉建屋の内部に滞留した汚染水は，原子炉建屋からタービン 水路及び放水路へと流出し，最終的に海洋へ流出する。そのため，前項の建屋を経由して建屋外へ通じる配管によって，取水及び放水ピットを通じ取 対策に加え，取水口へも汚濁防止膜を設置することで，放射性物質の拡散
水路及び放水路へと流出し，最終的に海洋へ流出する。そのため，前項の を抑制する。ただし，原子炉建屋の内部に滞留した汚染水が海洋へ流出す対策に加え，取水口へも汚濁防止膜を設置することで，放射性物質の拡散 るのは，放射線管理区域と非管理区域の境界壁，原子炉建屋及びタービンを抑制する。ただし，原子炉建屋の内部に滞留した汚染水が海洋へ流出す 建屋の外壁，建屋外へ通じる配管等，複数の障壁の損傷が重畳した場合にるのは，放射線管理区域と非管理区域の境界壁，原子炉建屋及びタービン 限られ，障壁の通過には時間余裕があると考えられる。
建屋の外壁，建屋外へ通じる配管等，複数の障壁の損傷が重畳した場合に （図6-3-④）
限られ，障壁の通過には時間余裕があると考えられる。
（図6-3-④, 図6-4-④）（図6-3-③, 図6-4-③）

変更後③評価進捗による変更・修正

変更理由（５）北放水口及び取水口への汚濁防止膜の設置（2重目）
それぞれ1重目の汚濁防止膜を設置完了後，放射性物質拡散抑制機能の信頼性向上のため，2重目の汚濁防止膜を設置する。
（図6-3-⑤, 図6-4-⑤）
なお，（２），（３）の作業は，異なる要員で対応できる場合は，並行して作業を実施することが可能である。

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

No.

9

章番号

55-6

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

②（技術的能力審査資料（1.12）に提示されている海洋への放射性物質の拡散抑制手順の流れと整合するため修正）55-6-4

図6-3 放射性物質吸着材及び汚濁防止膜の設置位置図

図6-3 放射性物質吸着材及び汚濁防止膜の設置位置図

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

変更後

変更前

③評価進捗による変更・修正

変更理由

－

10

55-6

②（技術的能力審査資料（1.12）に提示されている海洋への放射性物質の拡散抑制手順の流れと整合するため修正）55-6-5

図6-4 海洋への放射性物質の拡散抑制手順の流れ

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

11

55-7

55-7-1

変更後

変更前③評価進捗による変更・修正

変更理由②（アクセスルー
ト図の修正に伴う変更）

図7-1 保管場所及びアクセスルート図

図7-1 保管場所及びアクセスルート図

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

12

55-7

55-7-2

変更後

55-7

変更前

変更理由

②（アクセスルー
ト図の修正に伴う変更）

図7-2 地震・津波発生時のアクセスルート図

13③評価進捗による変更・修正

図7-2 地震・津波発生時のアクセスルート図②（アクセスルー
ト図の修正に伴う修正変更）

55-7-2

図7-3 森林火災発生時のアクセスルート図

図7-3 森林火災発生時のアクセスルート図

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

14

55-7

55-7-3

15

55-8

55-8-1変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

②（アクセスルー
ト図の修正に伴う変更）

図7-4 中央交差点が通行不能時のアクセスルート図
1.1 原子炉建屋放水設備を使用する際の監視設備－
大気への放射性物質の拡散を抑制するため，原子炉建屋放水設備により原子炉建屋に向けて放水する際に，ガンマカメラ又はサーモカメラを用いて原子炉建屋から漏えいする放射性物質又は放射性物質とともに放出される
水蒸気等の熱源を監視する。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。

図7-4 中央交差点が通行不能時のアクセスルート図②（原子炉建屋から漏えいする
放射性物質等を監視するため，監視設備を自主的に配備することとした）

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（補足説明資料）
57条 電源設備【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

全般

全般

全般

ページ番号

変更後

変更前

変更理由

全般

図57-3-1～6, 16～17, 20～22
図57-4-2～3, 8～9, 32～43
図57-7-2
図57-9-(51-1～2), (52-1～2), (53-1～2), (54-1～2), (59-1～2), (62-1～2)
図57-9-12～13, 19～20, 34～35, 41～42, 46～47, 51～54（交流単線結線図にて，緊急用断路器のタイラインは「切」状態）

図57-3-1～8, 19～20, 22～23
図57-4-2～3, 8～11, 34～46
図57-7-2
図57-9-(51-1～2), (52-1～2), (53-1～2), (54-1～2), (59-1～2), (62-1～2)
図57-9-9～10, 13～14, 29～30, 34～35, 41～42, 45～46（交流単線結線図にて，緊急用断路器のタイラインは「入」状態）②（第一ガスタービ
ン発電機のタイラ
イン運用変更を反映）

全般

図57-3-10～15, 18～19
図57-4-21, 23, 25, 27, 29, 31
図57-7-3～4
図57-9-(46-1～2)
図57-9-48～49
図57-10-1～2, 6～12（直流単線結線図にて，「代替格納容器圧力逃がし装置」を削除）

図57-3-12～17, 20～21
図57-4-23, 25, 27, 29, 31, 33
図57-7-3～4
図57-9-(46-1～2)
図57-9-43～44
図57-10-1～2, 6～12（直流単線結線図にて，「代替格納容器圧力逃がし装置」を記載）②（代替格納容器
圧力逃がし装置
削除等を反映）57-1～8，10～12項
57-1～8，10～12項（「第二ガスタービン発電機」，「第二ガスタービン発電機用燃料タンク」，「第 （「第二ガスタービン発電機」，「第二ガスタービン発電機用燃料タンク」，「第二ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ」，「緊急用高圧母線」に関する記載 二ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ」，「緊急用高圧母線」に関する記載なし）あり）
柏崎刈羽原子力発電所 6号及び7号炉
柏崎刈羽原子力発電所 6号及び7号炉
SA設備基準適合性 一覧表（常設）SA設備基準適合性 一覧表（常設）・第一ガスタービン発電機
・第一ガスタービン発電機
中央制御室で操作可能
現場（設置場所）で操作可能②（第二ガスタービ
ン発電機の扱いを反映）

7号炉原子炉建屋と荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所の配置
図

7号炉原子炉建屋と荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所の配置
図57-2-30

柏崎刈羽原子力発電所 6号及び7号炉
非常用電源設備に係る機器の配置を明示した図面（可搬型重大事故等対処設備・保管場所）（号炉間電力融通ケーブル）

柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び7 号炉
非常用電源設備に係る機器の配置を明示した図面（可搬型重大事故等対処設備・保管場所）（号炉間電力融通ケーブル）②（アクセスルート
変更の反映）②（号炉間電力融通電気設備の変更を反映）

57-2-31

柏崎刈羽原子力発電所 6号及び7号炉
非常用電源設備に係る機器の配置を明示した図面（可搬型重大事故等対処設備接続場所）（号炉間電力融通ケーブル）

柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び7 号炉
非常用電源設備に係る機器の配置を明示した図面（可搬型重大事故等対処設備接続箇所）（号炉間電力融通ケーブル）②（号炉間電力融通電気設備の変
更を反映）

全般

4

57-1

57-1-6

5

57-2

57-2-2

6

7

57-2

57-2

③評価進捗による変更・修正②（第一ガスタービ
ン発電機操作場
所変更を反映）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.

8

9

章番号

57-2

57-5

ページ番号

57-2-43

57-5-2

10

57-6

全般

11

57-9

57-9-8

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

柏崎刈羽原子力発電所 6号及び7号炉
非常用電源設備に係る機器の配置を明示した図面（常設重大事故等対処設備操作場所）（第一ガスタービン発電機）－

57-5 容量設定根拠
・電源車
・軽油タンク・タンクローリ(4kL)
・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
・タンクローリ(16kL)
・所内蓄電式直流電源設備(6号炉)・所内蓄電式直流電源設備（7号炉）
・AM用直流125V充電器
・号炉間電力融通ケーブル（常設）・号炉間電力融通ケーブル（可搬型）・緊急用電源切替箱断路器
・緊急用断路器
・緊急用電源切替箱接続装置
・非常用高圧母線C系・D系
・AM用動力変圧器
・AM用MCC（第二ガスタービン発電機の記載なし）

57-5 容量設定根拠
・電源車
・軽油タンク・タンクローリ(4kL)
・第一ガスタービン発電機及び第二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
及び第二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
及び第二ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ
・タンクローリ(16kL)
・所内蓄電式直流電源設備(6号炉)・所内蓄電式直流電源設備（7号炉）
・AM用直流125V充電器
・号炉間電力融通ケーブル（常設）・号炉間電力融通ケーブル（可搬型）・緊急用電源切替箱断路器
・緊急用断路器
・緊急用電源切替箱接続装置
・非常用高圧母線C系・D系
・AM用動力変圧器
・AM用MCC

57-6 アクセスルート図

57-6 アクセスルート図（屋外及び屋内の各配置図へ変更後のアクセスルートを反映）
57-9 代替電源設備について（第二ガスタービン発電機の記載なし）

57-9 代替電源設備について（第二ガスタービン発電機の記載あり）

変更理由②（第一ガスタービ
ン発電機操作場
所変更を反映）②（詳細設計結果を反映）⑤②（アクセスルート
変更を反映）②（第二ガスタービ
ン発電機の扱いを反映）

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.

12

13

14

15

16

章番号

57-9

57-9

57-9

57-9

57-9

ページ番号

57-9-957-9-1457-9-14

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

※1崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）の必要負荷は，全交流 ※1崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）の負荷は，全交流動力
動力電源喪失の必要負荷と同じであるが，崩壊熱除去機能喪失（取水機能 電源喪失の負荷は同じである。一方，崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪が喪失した場合）では第一ガスタービン発電機の起動時間短縮のため，一部 失した場合）時の最大負荷（図57-9-5参照）は代替低圧注水起動後，残留熱②の不要な負荷の切り離しを行わずに運転するため，連続最大容量が大きくな 除去系ポンプの起動するため，残留熱除去系ポンプ起動後，代替低圧注水 （第一ガスタービ
る。一方，崩壊熱除去機能喪失（取水機能が喪失した場合）時の最大負荷 を起動する全交流動力電源喪失時の最大負荷（図57-9-6参照）より大きくな ン発電機操作方（図57-9-5～6参照）は代替低圧注水起動後，残留熱除去系ポンプの起動す る。
法変更を反映）るため，残留熱除去系ポンプ起動後，代替低圧注水を起動する全交流動力
電源喪失時の最大負荷（図57-9-7～8参照）より大きくなる。
①代替原子炉補機冷却系に必要となる負荷は表57-9-3のとおり，最大負荷 代替原子炉補機冷却系に必要となる負荷は表57-9-3のとおり，最大負荷
約441kW(その1)，約710kW(その2)及び連続最大負荷約221kW(その1)，約
327.7kW(6号炉)，322.4kW(7号炉)及び連続最大負荷約221kW(6号炉)，
201kW(その2)である。したがって，電源車2台分を必要容量(800kW＝500kVA 151kW(7 号炉)である。したがって，電源車 1 台分を必要容量(400kW＝☓力率0.8☓2台)とする。
500kVA☓力率0.8☓1台)とする。

②（各負荷電流の設計進捗を反映）②第一ガスタービン発電機が使用不能の場合代替低圧注水系にて炉心の ②第一ガスタービン発電機及び第二ガスタービン発電機が使用不能の場合②
冠水を実施するために必要となる負荷は表57-9-4のとおり，最大負荷約
代替低圧注水系にて炉心の冠水を実施するために必要となる負荷は表579（第二ガスタービ
734kW(6号炉)，約754kW(7号炉)及び連続最大負荷約699kW(6号炉)，約4のとおり，最大負荷710kW(6号炉)，725kW(7号炉)及び連続最大負荷約
ン発電機の扱い
728kW(7号炉)である。したがって，電源車2台分を必要容量(800kW＝500kVA 619kW(6号炉)，643kW(7号炉)である。したがって，電源車2台分を必要容量を反映）☓力率0.8☓2台)とする。
(800kW＝500kVA☓力率0.8☓2台)とする。

57-9 代替電源設備について
57-9 代替電源設備について
・表57-9-2 第一ガスタービン発電機の負荷
・表57-9-2 ガスタービン発電機の負荷
・表57-9-3 電源車の負荷（ケース①）
・表57-9-3 電源車の負荷（ケース①）
57-9・表57-9-4 電源車の負荷（ケース②）
9,14,15 ・表57-9-4 電源車の負荷（ケース②）（常設代替交流電源設備と可搬型代替交流電源設備の各負荷の容量の変更）57-9 代替電源設備について
57-9 代替電源設備について・図57-9-5 第一ガスタービン発電機負荷積上_崩壊熱除去機能喪失
・図57-9-5 第一ガスタービン発電機負荷積上_崩壊熱除去機能喪失（6号炉 取水機能が喪失した場合）（6号炉 取水機能が喪失した場合）
・図57-9-6 第一ガスタービン発電機負荷積上_崩壊熱除去機能喪失
・図57-9-6 第一ガスタービン発電機負荷積上 全交流動力電源喪失（7号炉 取水機能が喪失した場合）
・図57-9-7 電源車負荷積上（6号炉）
・図57-9-7
第一ガスタービン発電機負荷積上・図57-9-8 電源車負荷積上（7号炉）
57-910,11,12,13, （6号炉 全交流動力電源喪失した場合）
・図57-9-8 第一ガスタービン発電機負荷積上
16,17（7号炉 全交流動力電源喪失した場合）
・図57-9-9 電源車負荷積上（6号炉）
・図57-9-10 電源車負荷積上（7号炉）②（第一ガスタービ
ン発電機操作方
法変更を反映）②（第一ガスタービ
ン発電機操作方
法変更を反映）（常設代替交流電源設備と可搬型代替交流電源設備の負荷曲線の変更）

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.

17

18

章番号

57-9

57-9

ページ番号

57-9-1957-9-2057-9-21

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

AM用直流125V充電器の容量は，24時間にわたり高圧代替注水系等重大事 AM用直流125V充電器の容量は，24時間にわたり高圧代替注水系等重大事
故等の対処に必要な直流設備の容量（6号炉：42A，7号炉：37A）に対し，十 故等の対処に必要な直流設備の容量（6号炉：45A，7号炉：37A）に対し，十②分な容量（300A）を確保しており，また電源車へは継続的に燃料供給を行う 分な容量（300A）を確保しており，また電源車へは継続的に燃料供給を行う（各負荷電流のことで，24時間以上にわたって直流電源を供給できる。
ことで，24時間以上にわたって直流電源を供給できる。
設計進捗を反映）
代替所内電気設備による給電に使用する設備は以下のとおりである。
(図57-9-12，図57-9-13)
・第一ガスタービン発電機
・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
・第一ガスタービン発電機用燃料タンク
・軽油タンク
・第一ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ
・タンクローリ(16kL)（第二ガスタービン発電機設備の記載なし）

代替所内電気設備による給電に使用する設備は以下のとおりである。
(図57-9-9，図57-9-10)
・第一ガスタービン発電機及び第二ガスタービン発電機
・緊急用断路器
・緊急用高圧母線
・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
・第一ガスタービン発電機用燃料タンク及び第二ガスタービン
発電機用燃料タンク
・軽油タンク
・第一ガスタービン発電機用燃料タンク及び第二ガスタービン発電機用
燃料移送ポンプ・タンクローリ(16kL)②（第二ガスタービ
ン発電機の扱い
を反映）
⑤

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

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，常設代替交流電源設備の火災防護対策を講じるため，常設代替交流 －電源設備設置エリアについては，附属設備を含めて火災区域を設定する。
火災区域の設定にあたり，ガスタービン発電機は「一般取扱所」として空地が要求されることから，同令第十九条第一項で要求される空地の幅5m以上を確保した範囲とする。（図57-9-11）
ガスタービン発電機間及び地下タンクは以下の通り離隔を設ける。

19

57-9

57-9-23○ガスタービン発電機間
ガスタービン発電機間においては同令における空地の要求がないことから，設備として発電機間の火災影響並びに消火活動への影響を考慮し，適切に空地を設ける設計とする。
ガスタービン発電機は，通常時は待機状態であり，地下タンクから燃料を補給されないため，ガスタービン発電機間においてはガスタービン発電機車両の燃料積載量である約400Lに基づいて同令第十一条第二項で要求される
空地の幅を参考にして3m以上の離隔を設ける設計とする。
ガスタービン発電機は，試験及び検査時に運転状態となり，地下タンクから燃料を補給するが，試験及び検査中は作業員が現場に常駐している。よって，ガスタービン発電機は火災が発生しても煙が充満しない屋外に設置していることから，現場に常駐する作業員による早期の火災感知及び消火活動が可能な設計とする。

⑤○地下タンク
附属設備の主要機器である地下タンクは「危険物の規制に関する政令」において空地が要求されない設備であるため，同令の「屋外タンク貯蔵所」とみなし，同令第十一条第二項で要求される空地の幅を参考にして附属設備を含
め3m以上の幅を確保した範囲とする。
表57-9-8 常設代替交流電源の位置的分散
表57-9-8 代替交流電源の位置的分散
20

57-9

57-9-25

21

57-9

57-9-25

22

57-9

57-9-30～57-9-45（第二ガスタービン発電機の記載なし）（第二ガスタービン発電機の記載あり）

表57-9-9 代替所内電気設備の位置的分散

表57-9-9 代替所内電気設備の位置的分散

1.3.1 低圧代替注水系[47条]（設置許可基準規則第47条に関する重大事故等対処設備の多様性及び独立性，位置的分散を説明）

1.3.1 低圧代替注水系[47条]（設置許可基準規則第47条に関する重大事故等対処設備の多様性及び独立性，位置的分散を説明）②（第二ガスタービ
ン発電機の扱いを反映）⑤②（47条まとめ資料の更新を反映）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.

23

24

章番号

57-9

57-9

ページ番号

変更前

変更理由

1.3.2 代替原子炉補機冷却系[48条]
1.3.3 耐圧強化ベント系，格納容器圧力逃がし装置[48条]
57-9-46 （設置許可基準規則第48条に関する重大事故等対処設備の多様性及び独～57-9-64 立性，位置的分散を説明）

1.3.2 代替原子炉補機冷却系[48条]
1.3.3 耐圧強化ベント系，格納容器圧力逃がし装置[48条]（設置許可基準規則第48条に関する重大事故等対処設備の多様性及び独立性，位置的分散を説明）②（48条まとめ資料の更新を反映）1.3.4 代替格納容器スプレイ冷却系[49条]（設置許可基準規則第49条に関する重大事故等対処設備の多様性及び独立性，位置的分散を説明）

1.3.4 代替格納容器スプレイ冷却系[49条]（設置許可基準規則第49条に関する重大事故等対処設備の多様性及び独立性，位置的分散を説明）

1.3.5 格納容器下部注水系[51条]（設置許可基準規則第51条に関する重大事故等対処設備の多様性及び独立性，位置的分散を説明）

1.3.5 格納容器下部注水系[51条]（設置許可基準規則第51条に関する重大事故等対処設備の多様性及び独立性，位置的分散を説明）

57-9-65～57-9-77

変更後③評価進捗による変更・修正

25

57-9

57-9-78～57-9-89

26

57-9

1.4.3 号炉間連絡ケーブル
57-9-95～96（号炉間連絡ケーブルの項を追加）②（49条まとめ資料の更新を反映）②（51条まとめ資料の更新を反映）－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.

27

章番号

57-9

ページ番号

57-9-97

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

変更理由

1.4.4 荒浜側緊急用高圧母線及び大湊側緊急用高圧母線
1.4.2 大湊側代替交流電源設備
1.4.4.1 主要設備
1.4.2.1 主要設備
代替所内電気設備に関連して，第一ガスタービン発電機から非常用高圧母 第二ガスタービン発電機から非常用高圧母線への給電ラインの多重化を図線への電源供給ラインの多重化を図るため，荒浜側緊急用高圧母線及び大 るため，大湊側緊急用高圧母線を設ける。大湊側緊急用高圧母線は6号及湊側緊急用高圧母線を設ける。
び7号炉の非常用高圧母線へ給電可能とする。第二ガスタービン発電機から
荒浜側緊急用高圧母線は，第二ガスタービン発電機から受電し，緊急用電 大湊側緊急用高圧母線を経由し，緊急用電源切替箱接続装置に至る屋外
源切替箱断路器，緊急用電源切替箱接続装置を経由し，6号及び7号炉の非 電路は，ケーブルトラフ及び多孔管を用いた布設としており，洞道を経由する
常用高圧母線へ給電可能とする。大湊側緊急用高圧母線は，第二ガスター 電路と位置的分散を図って
ビン発電機から受電し，緊急用電源切替箱接続装置を経由し，6号及び7号 いる。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。
炉の非常用高圧母線へ給電可能とする。
第二ガスタービン発電機から緊急用電源切替箱断路器又は緊急用電源切 1.4.2.2 主要設備の仕様
替箱接続装置に接続するケーブルルートは，第一ガスタービン発電機から緊 主要設備の仕様を以下に示す。
急用電源切替箱断路器又は緊急用電源切替箱接続装置に接続するケーブ
ルルートと位置的分散を図った設計とする。また，第二ガスタービン発電機か (1) 電源車
ら荒浜側緊急用高圧母線を経由して緊急用電源切替箱断路器に至る電路 本文3.14.2.1.2参照②
は洞道を経由し，第二ガスタービン発電機から大湊側緊急用高圧母線を経（第二ガスタービ
由して緊急用電源切替箱接続装置に至る屋外電路はケーブルトラフ及び多 (2) 第二ガスタービン発電機（6号及び7号炉共用）本文3.14.2.2.2参照
ン発電機の扱い
孔管を用いた敷設としており，それぞれの電路で位置的分散を図る設計とすを反映）る。
(3) 大湊側緊急用高圧母線（6号及び7号炉共用） 電圧 ：6.9kV
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。
母線定格電流：約1,200A
1.4.4.2 主要設備の仕様
主要設備の仕様を以下に示す。

単線結線図を図57-9-45～図57-9-46に示す。

(1) 荒浜側緊急用高圧母線（6号及び7号炉共用）
電圧：6.9kV
母線定格電流：約1,200A(2) 大湊側緊急用高圧母線（6号及び7号炉共用）
電圧：6.9kV
母線定格電流：約1,200A
28

57-9

57-9-102～105

添付資料57-9-1 第一ガスタービン発電機負荷一覧表（第一ガスタービン発電機の負荷容量へ詳細設計結果を反映）

添付資料57-9-1 第一ガスタービン発電機負荷一覧表②（詳細設計の進
捗を反映）

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

変更後

③評価進捗による変更・修正

変更前

図47-1～59
図48-1～56
図49-1～65
図51-1～60
図57-1～23（ケーブルルート図）

図47-1～60
図48-1～57
図49-1～66
図51-1～60
図57-1～23（ケーブルルート図）

変更理由②（詳細設計の進
捗を反映）

29

57-9

全般

30

57-10

57-10-4

表57-10-1 非常用直流電源設備の主要機器仕様（6号炉）

表57-10-1 非常用の常設直流電源設備の主要機器仕様（6 号炉）

⑤

31

57-10

57-10-5

表57-10-2 非常用直流電源設備の主要機器仕様（7号炉）

表57-10-2 非常用の常設直流電源設備の主要機器仕様（7 号炉）
10.2 全交流動力電源喪失時に電源供給が必要な直流設備について

57-10

57-10-8～27

10.2 全交流動力電源喪失時に電源供給が必要な直流設備について

32
33

57-10

図 57-10-(57-1～18)
57-10-(57（ケーブルルート図）
1～18)

⑤
⑤
（14条まとめ資料の更新を反映）②（詳細設計の進
捗を反映）

34

35

57-11 燃料補給に関する補足説明資料

57-11 燃料補給に関する補足説明資料

6号炉

6号炉

： 第一ガスタービン発電機1台，可搬型代替注水ポンプ（A-2級）4台，電源車2台，
大容量送水車（熱交換器ユニット用）1台
7号炉： 第一ガスタービン発電機1台，電源車2台，大容量送水車（熱交換器ユニット用）1台
6，7号炉共用 ： 5号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備1台
モニタリング・ポスト用発電機3台

57-11

57-11-8

57-11

11.3.2 タンクローリ（4kL）を用いた給油作業時の被ばく線量について
57-11-9～ 11.3.3 タンクローリ（16kL）を用いた給油作業時の被ばく線量について
11（給油先の各設備の燃費の見直し，及びそれに伴う被ばく量の見直し）
－

36

57-12

-

図 57-10-(57-1～18)（ケーブルルート図）： 第一ガスタービン発電機1台，可搬型代替注水ポンプ（A-2級）3台，電源車2台，
大容量送水車（熱交換器ユニット用）1台，可搬型窒素供給装置1台
7号炉： 第一ガスタービン発電機1台，電源車2台，
大容量送水車（熱交換器ユニット用）1台，可搬型窒素供給装置1台
6，7 号炉共用 ： 第一ガスタービン発電機1 台，
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所用可搬型電源設備1 台
モニタリング・ポスト用発電機3 台11.3.2 タンクローリ（4kL）を用いた給油作業時の被ばく線量について
11.3.3 タンクローリ（16kL）を用いた給油作業時の被ばく線量について

57-12
洞道内電路について⑤（56条まとめ資料の更新を反映）⑤②（第二ガスタービ
ン発電機の扱いを反映）

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.

37

章番号

57-12

ページ番号
57-12-1～
6

変更後
57-12
常設代替交流電源設備のタイラインの運用（タイライン運用の項目の追加）

変更前－③評価進捗による変更・修正

変更理由②（第一ガスタービ
ン発電機のタイラ
イン運用変更を反映）

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（補足説明資料）
58条 計装設備【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.

③評価進捗による変更・修正

章番号

ページ番号

変更後

変更前

柏崎刈羽原子力発電所 6号及び7号炉 SA設備基準適合性 一覧表（常設）

柏崎刈羽原子力発電所 6号及び7号炉 SA設備基準適合性 一覧表（常
設）

1

58-1

58-1-458-1-558-1-1058-1-1158-1-132

58-1

58-1-393

58-2

58-2-1

4

58-2

58-2-2

5

58-3

58-3-1

6

58-3

58-3-3

7

58-3

58-3-4

8

58-3

58-3-5

958-3

58-3-8

10

58-3

58-3-11

11

58-3

58-3-15

12

58-3

58-3-16

13

58-3

58-3-18

14

58-3

58-3-19

15

58-3

58-3-20

16

58-3

58-3-21

17

58-3

58-3-22

変更理由⑤
柏崎刈羽原子力発電所 6号及び7号炉 SA設備基準適合性 一覧表（常設）
図58-2-1 単線結線図（6号炉）

柏崎刈羽原子力発電所 6号及び7号炉 SA設備基準適合性 一覧表（常設）
図58-2-1 単線結線図（6号炉）

図58-2-2 単線結線図（7号炉）

図58-2-2 単線結線図（7号炉）

表58-3-1 配置図一覧表（6号炉）（1/2）

表58-3-1 配置図一覧表（6号炉）

図58-3-1 機器配置図（6号炉 原子炉建屋地下3階）

図58-3-1 機器配置図（6号炉 原子炉建屋地下3階）

図58-3-2 機器配置図（6号炉 原子炉建屋地下2階）

図58-3-2 機器配置図（6号炉 原子炉建屋地下2階及び地下中2階）

図58-3-3 機器配置図（6号炉 原子炉建屋地下1階）

図58-3-3 機器配置図（6号炉 原子炉建屋地下1階）

図58-3-6 機器配置図（6号炉 原子炉建屋地上2階）

図58-3-6 機器配置図（6号炉 原子炉建屋地上2階）

図58-3-9 機器配置図（6号炉 原子炉建屋地上4階）

図58-3-9 機器配置図（6号炉 原子炉建屋地上4階）

図58-3-13 機器配置図（6号炉 屋外）

図58-3-13 機器配置図（6号炉 屋外）

表58-3-2 配置図一覧表（7号炉）（1/2）

表58-3-2 配置図一覧表（7号炉）

図58-3-14 機器配置図（7号炉 原子炉建屋地下3階）

図58-3-14 機器配置図（7号炉 原子炉建屋地下3階）

図58-3-15 機器配置図（7号炉 原子炉建屋地下2階）

図58-3-15 機器配置図（7号炉 原子炉建屋地下2階及び地下中2階）

図58-3-16 機器配置図（7号炉 原子炉建屋地下1階）

図58-3-16 機器配置図（7号炉 原子炉建屋地下1階）

図58-3-17 機器配置図（7号炉 原子炉建屋地上1階）

図58-3-17 機器配置図（7号炉 原子炉建屋地上1階）

図58-3-18 機器配置図（7号炉 原子炉建屋地上2階）

図58-3-18 機器配置図（7号炉 原子炉建屋地上2階）①（対象設備の追加）②（第二ガスター
ビン発電機の自主化）②（第二ガスター
ビン発電機の自主化）①（対象設備の追加）①（対象設備の追加）⑤②（計器多重化）⑤②（SGTSのSA設
備化）②（計器多重化）①（対象設備の追加）①（対象設備の追加）⑤②（計器多重化）⑤⑤

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.

章番号

ページ番号

18

58-3

58-3-25

19

58-3

58-3-30

20

58-3

－

21

58-3

－

22

58-4

58-4-1

23

58-4

58-4-2

24

58-4

58-4-3

25

58-5

58-5-7

26

58-6

58-6-1

27

58-6

58-6-2変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

図58-3-21 機器配置図（7号炉 原子炉建屋地上4階）

図58-3-21 機器配置図（7号炉 原子炉建屋地上4階）

図58-3-26 機器配置図（7号炉 屋外）

図58-3-26 機器配置図（7号炉 屋外）－

図58-3-29 免震重要棟地上1階 免震重要棟内緊急時対策所－

図58-3-30 免震重要棟地上2階 免震重要棟内緊急時対策所

図58-4-1 主要設備 概略系統図（1/3）

図58-4-1 主要設備 概略系統図（1/3）

変更理由②（SGTSのSA設
備化）②（計器多重化）②（免震重要棟の自主化）②（免震重要棟の自主化）①（対象設備の追加）

図58-4-2 主要設備 概略系統図（2/3）

図58-4-2 主要設備 概略系統図（2/3）②（計器多重化）

図58-4-3 主要設備 概略系統図（3/3）
図58-5-12 安全パラメータ表示システム（SPDS）の試験及び検査

図58-4-3 主要設備 概略系統図(3/3)②（免震重要棟の自主化）②（免震重要棟の自主化）

図58-5-12 データ伝送装置，緊急時対策支援システム伝送装置，SPDS表
示装置の試験及び検査
2.2 原子炉圧力容器本体の入口又は出口の原子炉冷却材の圧力，温度又 2.2 原子炉圧力容器本体の入口又は出口の原子炉冷却材の圧力，温度又は流量（代替注水の流量を含む。）を計測する装置
は流量（代替注水の流量を含む。）を計測する装置
本計測装置は，原子炉圧力容器本体の入口又は出口の原子炉冷却材の圧 本計測装置は，原子炉圧力容器本体の入口又は出口の原子炉冷却材の圧力（高圧炉心注水系ポンプ吐出圧力，残留熱除去系ポンプ吐出圧力），温度 力（残留熱除去系ポンプ吐出圧力，復水移送ポンプ吐出圧力），温度（残留（残留熱除去系熱交換器入口温度，残留熱除去系熱交換器出口温度，復水 熱除去系熱交換器入口温度，残留熱除去系熱交換器出口温度，復水補給①（対象設備の補給水系温度（代替循環冷却））及び流量（残留熱除去系系統流量，原子炉 水系温度（代替循環冷却））及び流量（残留熱除去系系統流量，原子炉隔離追加）
隔離時冷却系系統流量，高圧炉心注水系系統流量，高圧代替注水系系統 時冷却系系統流量，高圧炉心注水系系統流量，高圧代替注水系系統流量，
流量，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
復水補給水系流量（原子炉圧力容器））を計測して，その計測結果を中央制（RHR B系代替注水流量））を計測して，その計測結果を中央制御室に指示 御室に指示し，記録する目的で設置する。
し，記録する目的で設置する。
2.6 原子炉格納容器本体の水位を計測する装置
2.6 原子炉格納容器本体の水位を計測する装置
本計測装置は，原子炉格納容器本体の水位(サプレッション・チェンバ・プー
本計測装置は，原子炉格納容器本体の水位(サプレッション・チェンバ・プー
ル水位)を計測して，その計測結果を中央制御室に指示し，記録する目的で ル水位)を計測して，その計測結果を中央制御室に指示し，記録する目的で
設置する。
設置する。
⑤
原子炉格納容器本体の水位（格納容器下部水位）を計測する装置は，溶融原子炉格納容器本体の水位（格納容器下部水位）を計測する装置は，溶炉心の冷却に必要な水深があることを計測して，その計測結果を中操制御 融炉心の冷却に必要な水量があることを計測して，その計測結果を中操制室に指示し，記録する目的で設置する。
御室に指示し，記録する目的で設置する。

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

28

58-6

58-6-258-6-3

29

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58-6

58-6-11

34

58-6

58-6-11

変更後

変更前③評価進捗による変更・修正

変更理由

2.9 その他重大事故等対処設備の計測装置
2.9 その他重大事故等対処設備の計測装置
本計測装置は，その他重大事故等の対応に必要な発電用原子炉施設の状 本計測装置は，その他重大事故等の対応に必要な発電用原子炉施設の状態を把握するためのパラメータ（原子炉圧力容器温度，フィルタ装置水位， 態を把握するためのパラメータ（原子炉圧力容器温度，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 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，原子炉補機冷却水系系統流量，残留熱除去 圧，フィルタ装置スクラバ水pH，原子炉補機冷却水系系統流量，残留熱除去⑤
系熱交換器入口冷却水流量，復水貯蔵槽水位（SA），復水移送ポンプ吐出 系熱交換器入口冷却水流量，復水貯蔵槽水位（SA），静的触媒式水素再結
圧力，静的触媒式水素再結合器 動作監視装置，使用済燃料貯蔵プール水 合器 動作監視装置，使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA広域）/（SA）），
位・温度（SA広域），使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA），使用済燃料貯 使用済燃料貯蔵プール監視カメラを計測して，その計測結果を中央制御室
蔵プール監視カメラを計測して，その計測結果を中央制御室に指示し，記録 に指示し，記録する目的で設置する。
する目的で設置する。
3.2.1 原子炉圧力容器本体の入口又は出口の原子炉冷却材の圧力－(1) 高圧炉心注水系ポンプ吐出圧力
高圧炉心注水系ポンプ吐出圧力は，設計基準対象施設及び重大事故等対処設備の機能を有しており，高圧炉心注水系ポンプ吐出圧力の検出信号⑤
は，弾性圧力検出器からの電流信号を，中央制御室の指示部にて圧力信号へ変換する処理を行った後，高圧炉心注水系ポンプ吐出圧力を中央制御室に指示し，記録する。（図58-6-3「高圧炉心注水系ポンプ吐出圧力の概略構
成図」参照。）
図58-6-3 高圧炉心注水系ポンプ吐出圧力の概略構成図－①（対象設備の追加）
7号炉残留熱除去系熱交換器入口温度は，設計基準対象施設及び重大事 －故等対処設備の機能を有しており，残留熱除去系熱交換器入口温度の検出
信号は，熱電対からの起電力を，ESF盤内の演算装置を経由して指示部に⑤て温度信号に変換する処理を行った後，残留熱除去系熱交換器入口温度を
中央制御室に指示し，記録する。（図58-6-6「7号炉残留熱除去系熱交換器
入口温度の概略構成図」参照。）
図58-6-6 7号炉残留熱除去系熱交換器入口温度の概略構成図－⑤
7号炉残留熱除去系熱交換器出口温度は，設計基準対象施設及び重大事 －故等対処設備の機能を有しており，残留熱除去系熱交換器出口温度の検出
信号は，熱電対からの起電力を，ESF盤内の演算装置を経由して指示部にて温度信号に変換する処理を行った後，残留熱除去系熱交換器出口温度を
中央制御室に指示し，記録する。（図58-6-8「7号炉残留熱除去系熱交換器
出口温度の概略構成図」参照。）
図58-6-8 7号炉残留熱除去系熱交換器出口温度の概略構成図
－

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

35

58-6

58-6-2236

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58-6

58-6-39

43

58-6

58-6-41

変更後

変更前(2) 原子炉水位（燃料域）－
原子炉水位（燃料域）は，設計基準対象施設及び重大事故等対処設備の機能を有しており，原子炉水位（燃料域）の検出信号は，差圧式水位検出器からの電流信号を，中央制御室の指示部にて水位信号へ変換する処理を行った後，原子炉水位（燃料域）を中央制御室に指示し，記録する。（図58-6-19「原子炉水位（燃料域）の概略構成図」参照。）
図58-6-19 原子炉水位（燃料域）の概略構成図

図58-6-16 原子炉水位の概略構成図

7号炉格納容器内酸素濃度は，設計基準対象施設及び重大事故等対処設 －備の機能を有しており，格納容器内酸素濃度の検出信号は，熱磁気風式酸素検出器からの電圧信号を，前置増幅器で増幅し，中央制御室の指示部にて酸素濃度信号へ変換する処理を行った後，格納容器内酸素濃度を中央制御室に指示し，記録する。（図58-6-27「7号炉格納容器内酸素濃度の概略構
成図」参照。）
図58-6-27 7号炉格納容器内酸素濃度の概略構成図－
7号炉格納容器内水素濃度は，設計基準対象施設及び重大事故等対処設 －備の機能を有しており，格納容器内水素濃度の検出信号は，熱伝導式水素検出器からの電圧信号を，前置増幅器で増幅し，中央制御室の指示部にて水素濃度信号へ変換する処理を行った後，格納容器内水素濃度を中央制御室に指示し，記録する。（図58-6-29「7号炉格納容器内水素濃度の概略構成図」参照。）
図58-6-29 7号炉格納容器内水素濃度の概略構成図－
7号炉格納容器内雰囲気放射線レベル（D/W）は，設計基準対象施設及び重 －
大事故等対処設備の機能を有しており，ドライウェル内の放射線量率を電離箱を用いて電流信号として検出する。検出した電流信号を前置増幅器で増幅し，中央制御室の指示部にて放射線量率信号に変換する処理を行った
後，放射線量率を中央制御室に指示し，記録する。（図58-6-37「7号炉格納容器内雰囲気放射線レベル（D/W）の概略構成図」参照。）
図58-6-37 7号炉格納容器内雰囲気放射線レベル（D/W）の概略構成図－

7号炉格納容器内雰囲気放射線レベル（S/C）は，設計基準対象施設及び重 －
大事故等対処設備の機能を有しており，サプレッション・チェンバ内の放射線量率を電離箱を用いて電流信号として検出する。検出した電流信号を前置増
幅器で増幅し，中央制御室の指示部にて放射線量率信号に変換する処理を行った後，放射線量率を中央制御室に指示し，記録する。（図58-6-39「7号炉格納容器内雰囲気放射線レベル（S/C）の概略構成図」参照。）③評価進捗による変更・修正

変更理由

⑤

⑤

⑤

⑤

⑤

⑤

⑤

⑤

⑤

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

No.

章番号

ページ番号

44

58-6

58-6-4145

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58

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変更後
図58-6-39 7号炉格納容器内雰囲気放射線レベル（S/C）の概略構成図

変更前－

フィルタ装置水位は，重大事故等対処設備の機能を有しており，フィルタ装置 －水位の検出信号は，差圧式水位検出器からの電流信号を，中央制御室の指示部にて水位信号へ変換する処理を行った後，フィルタ装置水位を中央制御室に指示し，記録する。（図58-6-45「フィルタ装置水位の概略構成図」参照。）
図58-6-45 フィルタ装置水位の概略構成図
図58-6-38 フィルタ装置水位の概略構成図(15) 可搬型計測器－
可搬型計測器は，重大事故等対処設備の機能を有しており，重大事故等時に直流電源が喪失し計測に必要な計器電源が喪失した場合に，特に重要なパラメータとして，炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために必要な発電用原子炉施設の状態を把握するためのパラメー
タを計測する計器について，検出器の抵抗値又は電気信号を計測した後，その計測結果を換算表を用いて温度，圧力，水位及び流量に換算し，監視するとともに，従事者が記録用紙に記録し，保存する。（図58-6-59 可搬型計
測器の概略構成図」表58-6-1「可搬型計測器の測定対象パラメータ」参照。）
図58-6-59 可搬型計測器の概略構成図－

表58-6-1 可搬型計測器の測定対象パラメータ－

表58-6-2 計測装置の計測範囲（1/10）

表58-6-1 計測装置の計測範囲（1/9）

表58-6-2 計測装置の計測範囲（2/10）

表58-6-1 計測装置の計測範囲（2/9）

表58-6-2 計測装置の計測範囲（3/10）

表58-6-1 計測装置の計測範囲（3/9）

表58-6-2 計測装置の計測範囲（4/10）

表58-6-1 計測装置の計測範囲（4/9）

表58-6-2 計測装置の計測範囲（5/10）

表58-6-1 計測装置の計測範囲（5/9）

表58-6-2 計測装置の計測範囲（6/10）

表58-6-1 計測装置の計測範囲（6/9）

表58-6-2 計測装置の計測範囲（7/10）

表58-6-1 計測装置の計測範囲（7/9）

表58-6-2 計測装置の計測範囲（8/10）

表58-6-1 計測装置の計測範囲（8/9）

表58-6-2 計測装置の計測範囲（9/10）

表58-6-1 計測装置の計測範囲（9/9）③評価進捗による変更・修正

変更理由
⑤

⑤

⑤

⑤

⑤
⑤
⑤
①（対象設備の追加）⑤②（計測範囲拡大）②（計測範囲拡
大）
⑤
⑤
⑤
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

59

58-6

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60

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61

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62

58-6

58-6-78

変更後
表58-6-2 計測装置の計測範囲（10/10）③評価進捗による変更・修正

変更前－＊1：プラントの状態の定義は，以下のとおり。
＊1：プラントの状態の定義は，以下のとおり。
・ 通常運転時：計画的に行われる起動，停止，出力運転，高温停止，冷温停 ・ 通常運転時：計画的に行われる起動，停止，出力運転，高温停止，冷温停止，燃料取替等の発電用原子炉施設の運転であって，その運転状態が所定 止，燃料取替等の原子炉施設の運転であって，その運転状態が所定の制限の制限内にあるもの。通常運転時に想定される設計値を記載。
内にあるもの。通常運転時に想定される設計値を記載。
・ 運転時の異常な過渡変化時：発電用原子炉施設の寿命期間中に予想され ・ 運転時の異常な過渡変化時：原子炉施設の寿命期間中に予想される機器
る機器の単一故障若しくは誤動作又は運転員の単一の誤操作，及びこれら の単一故障若しくは誤動作又は運転員の単一の誤操作，及びこれらと類似と類似の頻度で発生すると予想される外乱によって生ずる異常な状態。運転 の頻度で発生すると予想される外乱によって生ずる異常な状態。運転時の時の異常な過渡変化時に想定される設計値を記載。
異常な過渡変化時に想定される設計値を記載。
・ 設計基準事故時：「運転時の異常な過渡変化」を超える異常な状態であっ ・ 設計基準事故時：「運転時の異常な過渡変化」を超える異常な状態であって，発生する頻度は稀であるが，発電用原子炉施設の安全設計の観点から て，発生する頻度は稀であるが，原子炉施設の安全設計の観点から想定さ想定されるもの。設計基準事故時に想定される設計値を記載。
れるもの。設計基準事故時に想定される設計値を記載。
・ 重大事故等時：発電用原子炉施設の安全設計の観点から想定される事故 ・ 重大事故等時：原子炉施設の安全設計の観点から想定される事故を超えを超える事故の発生により，発電用原子炉の炉心の著しい損傷が発生する る事故の発生により，発電用原子炉の炉心の著しい損傷が発生するおそれ
おそれがある状態又は炉心の著しい損傷が発生した状態。重大事故等時に がある状態又は炉心の著しい損傷が発生した状態。重大事故等時に想定さ想定される設計値を記載。
れる設計値を記載。
＊2：定格出力時の値に対する比率で示す。
＊2：基準点は蒸気乾燥器スカート下端（原子炉圧力容器零レベルより＊3：ATWS=発電用原子炉の運転を緊急に停止することができない事象が発 1224cm）
生するおそれがある場合又は当該事象が発生した場合＊3：基準点は有効燃料棒上端（原子炉圧力容器零レベルより905cm）＊4：基準点は蒸気乾燥器スカート下端（原子炉圧力容器零レベルより＊4：炉心損傷は，原子炉停止後の経過時間における格納容器内雰囲気放
1224cm）
射線レベルの値で判断する。原子炉停止直後に炉心損傷した場合の判断値＊5：基準点は有効燃料棒上端（原子炉圧力容器零レベルより905cm）
は約10Sv/h（経過時間とともに判断値は低くなる）であり，炉心損傷しないこ＊6：水位は炉心部から発生するボイドを含んでいるため，有効燃料棒頂部 とからこの値を下回る。
を下回ることはない。
＊5：300℃以上となる場合があるが，炉心損傷と判断し冷却未達を判断する＊7：T.M.S.L. =東京湾平均海面上では問題ない。
＊8：炉心損傷は，原子炉停止後の経過時間における格納容器内雰囲気放
射線レベルの値で判断する。原子炉停止直後に炉心損傷した場合の判断値
は約10Sv/h（経過時間とともに判断値は低くなる）であり，炉心損傷しないことからこの値を下回る。
＊9：300℃以上となる場合があるが，炉心損傷と判断し冷却未達を判断する上では問題ない。
参考資料
原子炉水位，使用済燃料プール水位の概要図と計測範囲との関係
1 原子炉水位－図58-6-60 原子炉水位の概要図

－

変更理由
⑤

⑤

⑤
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

63

58-6

58-6-79

64

58-6

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65

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58-6

58-6-80

68

58-6

58-6-80

変更後③評価進捗による変更・修正

変更前

2 使用済燃料貯蔵プール水位（1）使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA広域）－

図58-6-61 使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA広域）（6号炉）の概要図－

図58-6-62 使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA広域）（7号炉）の概要図－（2）使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）－

図58-6-63 使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）（6号炉）の概要図－

図58-6-64 使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）（7号炉）の概要図

－

変更理由
⑤
⑤
⑤
⑤
⑤
⑤

69

58-8

58-8-1(a) 主要パラメータの代替パラメータ（他チャンネルを除く）による推定方法に (a) 主要パラメータの代替パラメータ（他チャンネルを除く）による推定方法について（原子炉圧力容器内の温度）
ついて（原子炉圧力容器内の温度）

70

58-8

58-8-5(b) 主要パラメータの代替パラメータ（他チャンネルを除く）による推定方法に (b) 主要パラメータの代替パラメータ（他チャンネルを除く）による推定方法について（原子炉圧力容器内の圧力）ついて（原子炉圧力容器内の圧力）

71

58-8

58-8-7(c) 主要パラメータの代替パラメータ（他チャンネルを除く）による推定方法に (c) 主要パラメータの代替パラメータ（他チャンネルを除く）による推定方法について（原子炉圧力容器内の水位）
ついて（原子炉圧力容器内の水位）

72

58-8

58-8-10(d) 主要パラメータの代替パラメータ（他チャンネルを除く）による推定方法に (d) 主要パラメータの代替パラメータ（他チャンネルを除く）による推定方法について（原子炉圧力容器への注水量）
ついて（原子炉圧力容器への注水量）

⑤

73

58-8

58-8-14(e) 主要パラメータの代替パラメータ（他チャンネルを除く）による推定方法に (e) 主要パラメータの代替パラメータ（他チャンネルを除く）による推定方法について（原子炉格納容器への注水量）
ついて（原子炉格納容器への注水量）

⑤

74

58-8

58-8-17(f) 主要パラメータの代替パラメータ（他チャンネルを除く）による推定方法について（原子炉格納容器内の温度）

⑤

75

58-8

58-8-21(g) 主要パラメータの代替パラメータ（他チャンネルを除く）による推定方法に (g) 主要パラメータの代替パラメータ（他チャンネルを除く）による推定方法について（原子炉格納容器内の圧力）ついて（原子炉格納容器内の圧力）

76

58-8

58-8-24(h) 主要パラメータの代替パラメータ（他チャンネルを除く）による推定方法に (h) 主要パラメータの代替パラメータ（他チャンネルを除く）による推定方法について（原子炉格納容器内の水位）
ついて（原子炉格納容器内の水位）

⑤

77

58-8

58-8-28(i) 主要パラメータの代替パラメータ（他チャンネルを除く）による推定方法について（原子炉格納容器内の水素濃度）⑤(f) 主要パラメータの代替パラメータ（他チャンネルを除く）による推定方法について（原子炉格納容器内の温度）(i) 主要パラメータの代替パラメータ（他チャンネルを除く）による推定方法について（原子炉格納容器内の水素濃度）①（推定手段の拡充）①（推定手段の拡充）①（推定手段の拡充）①（推定手段の拡充）

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③評価進捗による変更・修正

No.

章番号

ページ番号

変更後

変更前

変更理由

78

58-8

58-8-29(j) 主要パラメータの代替パラメータ（他チャンネルを除く）による推定方法について（原子炉格納容器内の放射線量率）(j) 主要パラメータの代替パラメータ（他チャンネルを除く）による推定方法について（原子炉格納容器内の放射線量率）

⑤

79

58-8

58-8-33(k) 主要パラメータの代替パラメータ（他チャンネルを除く）による推定方法に (k) 主要パラメータの代替パラメータ（他チャンネルを除く）による推定方法について（未臨界の維持又は監視）ついて（未臨界の維持又は監視）

⑤

80

58-8

58-8-35(l) 主要パラメータの代替パラメータ（他チャンネルを除く）による推定方法について（最終ヒートシンクの確保）

81

58-8

58-8-44(m) 主要パラメータの代替パラメータ（他チャンネルを除く）による推定方法に (m) 主要パラメータの代替パラメータ（他チャンネルを除く）による推定方法について（格納容器バイパスの監視）ついて（格納容器バイパスの監視）

82

58-8

58-8-48(n) 主要パラメータの代替パラメータ（他チャンネルを除く）による推定方法に (n) 主要パラメータの代替パラメータ（他チャンネルを除く）による推定方法について（水源の確保）
ついて（水源の確保）

83

58-8

58-8-53(o) 主要パラメータの代替パラメータ（他チャンネルを除く）による推定方法に (o) 主要パラメータの代替パラメータ（他チャンネルを除く）による推定方法について（原子炉建屋内の水素濃度）
ついて（原子炉建屋内の水素濃度）

⑤

84

58-8

58-8-55(p) 主要パラメータの代替パラメータ（他チャンネルを除く）による推定方法に (p) 主要パラメータの代替パラメータ（他チャンネルを除く）による推定方法について（原子炉格納容器内の酸素濃度）
ついて（原子炉格納容器内の酸素濃度）

⑤

85

58-8

58-8-58(q) 主要パラメータの代替パラメータ（他チャンネルを除く）による推定方法に (q) 主要パラメータの代替パラメータ（他チャンネルを除く）による推定方法について（使用済燃料プールの監視）ついて（使用済燃料プールの監視）

⑤

86

58-8

58-8-6287

58-8

58-8-63

88

58-8

58-8-64（参考）表58-8-1 計装設備の計器誤差について（1/3）

89

58-9

58-9-1

90

58-9

58-9-2

91

58-9

58-9-3(l) 主要パラメータの代替パラメータ（他チャンネルを除く）による推定方法について（最終ヒートシンクの確保）①（推定手段の拡充）①（推定手段の拡充）①（推定手段の拡充）（参考）表58-8-1 計装設備の計器誤差について（1/3）②（計器多重化，
計測範囲拡大）（参考）表58-8-1 計装設備の計器誤差について（2/3）（参考）表58-8-1 計装設備の計器誤差について（2/3）（参考）表58-8-1 計装設備の計器誤差について（3/3）（参考）表58-8-1 計装設備の計器誤差について（3/3）

表58-9-1 可搬型計測器の必要個数整理（1/3）

表58-9-1 可搬型計測器の必要個数整理（1/3）②（計器多重化）①（対象設備の追加）②（計器多重化，
計測範囲拡大）表58-9-1 可搬型計測器の必要個数整理（2/3）

表58-9-2 可搬型計測器の必要個数整理（2/3）

表58-9-1 可搬型計測器の必要個数整理（3/3）

表58-9-3 可搬型計測器の必要個数整理（3/3）②（計器多重化）①（対象設備の追加）

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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

③評価進捗による変更・修正

変更前

配備個数：可搬型計測器を6号及び7号炉それぞれに24個（計器故障を考慮 配備個数：可搬型計測器を6号及び7号炉それぞれに23個（計器故障を考慮した1個含む）配備する。なお，故障及び点検時の予備として24個配備する。 した1個含む）配備する。なお，故障及び点検時の予備として23個配備する。
（今後の検討によって可搬型計測器の必要個数は変更の可能性がある。） （今後の検討によって可搬型計測器の必要個数は変更の可能性がある。）＊1：測定可能範囲については，カタログ値より抜粋。
＊1：測定可能範囲については，カタログ値より抜粋。
＊2：基準点は蒸気乾燥器スカート下端（原子炉圧力容器零レベルより＊2：基準点は蒸気乾燥器スカート下端（原子炉圧力容器零レベルより1224cm）
1224cm）＊3：基準点は有効燃料棒上端（原子炉圧力容器零レベルより905cm）＊3：基準点は有効燃料棒上端上端（原子炉圧力容器零レベルより905cm）＊4：T.M.S.L. = 東京湾平均海面＊4：格納容器下部注水流量＊5：全交流動力電源喪失時は，水素監視装置，酸素監視装置，pH監視装 ＊5：T.M.S.L. = 東京湾平均海面
置，放射線監視装置，炉内核計装装置（区分Ⅰ及びⅡ）及び使用済燃料貯 ＊6：全交流動力電源喪失時は，水素監視装置，放射線監視装置，炉内核計
蔵プール監視カメラに対して常設代替交流電源設備（第一ガスタービン発電 装装置及び使用済燃料貯蔵プール監視カメラに対して常設代替交流電源設機）により電源供給されるため，監視計器は使用可能である。
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）により電源供給さ＊6：定格出力時の値に対する比率で示す。
れるため，監視計器は使用可能である。
＊7：局部出力領域モニタの検出器は208個であり，平均出力領域モニタの各 ＊7：定格出力時の値に対する比率で示す。
チャンネルには，52個ずつの信号が入力される。
＊8：局部出力領域モニタの検出器は208個であり，平均出力領域モニタの各＊8：検出点は14箇所
チャンネルには，52個ずつの信号が入力される。
＊9：検出点は8箇所
図58-9-1 可搬型計測器接続箇所へのアクセスルート（6号炉）（1/8）
図58-9-1 可搬型計測器接続箇所へのアクセスルート（6号炉）（1/8）

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表58-11-2 37条（重大事故等対策の有効性評価）各シナリオにおいて期待 表58-11-2 37条（重大事故等対策の有効性評価）各シナリオにおいて期待
58-11-17 する設備とその分類について（15/22）
する設備とその分類について（15/21）

図58-9-4 可搬型計測器接続箇所へのアクセスルート（6号炉）（4/8）

図58-9-1 可搬型計測器接続箇所へのアクセスルート（6号炉）（4/8）

図58-9-9 可搬型計測器接続箇所へのアクセスルート（7号炉）（1/4）

図58-9-9 可搬型計測器接続箇所へのアクセスルート（7号炉）（1/4）

図58-9-12 可搬型計測器接続箇所へのアクセスルート（7号炉）（4/4）

図58-9-12 可搬型計測器接続箇所へのアクセスルート（7号炉）（4/4）

表58-11-1 設置許可基準規則の第58条における計装設備

表58-11-1 設置許可基準規則の第58条における計装設備

変更理由

⑤

②（計器多重化）①（対象設備の追加）②（計器多重化）①（対象設備の追加）①（対象設備の追加）①（対象設備の追加）

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