資料1-2
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柏崎刈羽原子力発電所 6号及び7号炉重大事故等対処設備について

平成29年1月
東京電力ホールディングス株式会社

目次
1. 重大事故等対処設備
1.1 重大事故等対処設備の設備分類
2. 基本設計の方針
2.1 耐震性・耐津波性
2.1.1 発電用原子炉施設の位置
2.1.2 耐震設計の基本方針
2.1.3 耐津波設計の基本方針
2.2 火災による損傷の防止
2.3 重大事故等対処設備の基本設計方針
2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等
2.3.2 容量等
2.3.3 環境条件等
2.3.4 操作性及び試験・検査性
3. 個別設備の設計方針
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
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
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
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
3.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
3.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備
3.7 原子炉格納容器内の過圧破損を防止するための設備
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
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
3.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備
3.11 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
3.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備
3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
3.14 電源設備
3.15 計装設備
3.16 原子炉制御室
3.17 監視測定設備
3.18 緊急時対策所
3.19 通信連絡を行うために必要な設備
3.20 原子炉本体
3.21 原子炉格納施設
3.22 燃料貯蔵施設
3.23 非常用取水設備

目次-1

別添資料－1
別添資料－2
別添資料－3

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備（格納容器圧力逃がし装置について）
復水補給水系を用いた代替循環冷却の成立性について
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
下線部：今回ご提出資料

目次-2

1.

重大事故等対処設備
重大事故に至るおそれがある事故が発生した場合において，炉心，使用済燃料プー
ル内の燃料体等及び運転停止中における原子炉の燃料体の著しい損傷を防止するために，また，重大事故が発生した場合においても，原子炉格納容器の破損及び発電所
外への放射性物質の異常な放出を防止するために，「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」（以下，設置許可基準規則という）第三章（重大事故等対処施設）にて定められる重大事故等対処設備として以下の設備を設ける。
・第 43 条 アクセスルートを確保するための設備
・第 44 条 緊急停止失敗時に発電用原子炉を未臨界にするための設備
・第 45 条・第 48 条・第 49 条・第 50 条・第 51 条・第 52 条原子炉冷却材圧力バウンダリ高圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備
原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備
最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
原子炉格納容器内の冷却等のための設備
原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備
水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備

・第 53 条・第 54 条・第 55 条・第 56 条・第 57 条・第 58 条・第 59 条・第 60 条・第 61 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
使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備
重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
電源設備
計装設備
原子炉制御室監視測定設備緊急時対策所・第 46 条・第 47 条・第 62 条 通信連絡を行うために必要な設備
これらの設備については，新たに重大事故等に対処する機能を付加させた設備に加え，当該設備が機能を発揮するために必要な系統（水源から注入先まで，流路を含む）
までを含むものとする。
また，設計基準対象施設のうち，想定される重大事故等時にその機能を期待する場
合において，上記設備に該当しないものは，重大事故等時に設計基準対象施設としての機能を期待する重大事故等対処設備（以下，重大事故等対処設備（設計基準拡張）という）と位置付け，第 44 条～第 62 条のいずれかに適合するための設備の一部として取り扱うこととする。

1-1

1.1 重大事故等対処設備の設備分類
重大事故等対処設備は，常設のものと可搬型のものがあり，それぞれ設置許可基準
規則に示される名称を踏まえて以下のとおり分類する。
(1) 常設重大事故等対処設備
重大事故等対処設備のうち常設のもの
a. 常設重大事故防止設備
重大事故に至るおそれがある事故が発生した場合であって，設計基準事故対処
設備の安全機能又は使用済燃料プールの冷却機能若しくは注水機能が喪失した
場合において，その喪失した機能（重大事故に至るおそれがある事故に対処するために必要な機能に限る。）を代替することにより重大事故の発生を防止する機能を有する設備（重大事故防止設備）のうち，常設のもの。
b. 常設耐震重要重大事故防止設備
常設重大事故防止設備であって，耐震重要施設（耐震 S クラス施設）に属する
設計基準事故対処設備が有する機能を代替するもの。
c. 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。
d. 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上記 a.以外の常設のもの
e. 常設重大事故緩和設備（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上記 c.以外の常設のもの。（ただし，柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉においては，本分類に該当する設備はなし。）
f. 常設重大事故等対処設備のうち防止でも緩和でもない設備
常設重大事故等対処設備のうち，上記 a.，c.，d.，e.以外の常設設備で，防止又は緩和の機能がないもの。
(2) 可搬型重大事故等対処設備
重大事故等対処設備のうち可搬型のもの。
g. 可搬型重大事故防止設備
重大事故防止設備のうち可搬型のもの。
h. 可搬型重大事故緩和設備
重大事故緩和設備のうち可搬型のもの。
i. 可搬型重大事故防止設備（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上記 g.以外の可搬型のもの。
（ただし，柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉においては，本分類に該当する設備はなし。）
j. 可搬型重大事故緩和設備（設計基準拡張）
1-2

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上記 h.以外の可搬型のもの。（ただし，柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉においては，
本分類に該当する設備はなし。）
k. 可搬型重大事故等対処設備のうち防止でも緩和でもない設備
可搬型重大事故等対処設備のうち，上記 g.，h.，i.，j.以外の可搬型設備で，防止又は緩和の機能がないもの。

1-3

2.3

重大事故等対処設備の基本設計方針

2.3.1 多様性、位置的分散、悪影響防止等【43 条 1‐五、43 条 2‐二,三、43 条 3‐三,五,
七】【設置許可基準規則】（重大事故等対処設備）
第四十三条 重大事故等対処設備は、次に掲げるものでなければならない
五 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。
２ 重大事故等対処設備のうち常設のもの（重大事故等対処設備のうち可搬型のもの（以下「可搬型重大事故等対処設備」という。）と接続するものにあっては、当該可搬型
重大事故等対処設備と接続するために必要な発電用原子炉施設内の常設の配管、弁、ケーブルその他の機器を含む。以下「常設重大事故等対処設備」という。）は、前項に定めるもののほか、次に掲げるものでなければならない。
二 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。
三 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。
３ 可搬型重大事故等対処設備に関しては、第一項に定めるもののほか、次に掲げるもの
でなければならない。
三 常設設備と接続するものにあっては、共通要因によって接続することができなくなることを防止するため、可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外から水又は電力を供給するものに限る。）の接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設けるものであること。
五 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こと。
七 重大事故防止設備のうち可搬型のものは、共通要因によって、設計基準事故対処設
備の安全機能、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事故防止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、適切な措置を講じたものであること。
(解釈)
１ 第１項から第３項までに規定する「想定される重大事故等」とは、本規程第３７条
において想定する事故シーケンスグループ（炉心の著しい損傷後の原子炉格納容器の機能に期待できるものにあっては、計画された対策が想定するもの。）、想定する格納容器破損モード、使用済燃料貯蔵槽内における想定事故及び想定する運転停止
中事故シーケンスグループをいう。
３ 第１項第５号に規定する「他の設備」とは、設計基準対象施設だけでなく、当該重大事故等対処設備以外の重大事故等対処設備も含む。
2.3-1

４ 第２項第３号及び第３項第７号に規定する「適切な措置を講じたもの」とは、可能な限り多様性を考慮したものをいう。
６ 第３項第３号について、複数の機能で一つの接続口を使用する場合は、それぞれの機能に必要な容量（同時に使用する可能性がある場合は、合計の容量）を確保することができるように接続口を設けること。
７ 第３項第５号について、可搬型重大事故等対処設備の保管場所は、故意による大型航空機の衝突も考慮すること。例えば原子炉建屋から 100m 以上離隔をとり、原子炉建屋と同時に影響を受けないこと。又は、故意による大型航空機の衝突に対して頑健性を有すること。
(1) 多様性，位置的分散
共通要因としては，環境条件，自然現象，発電用原子炉施設の安全性を損なわせる
原因となるおそれがある事象であって人為によるもの（以下「外部人為事象」という。），
溢水，火災及びサポート系の故障を考慮する。
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洪水，風（台風），竜巻，凍結，降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象，森林火災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，重大事故対処設備に影響を与えるおそれがある事象として，風（台風），竜巻，低温（凍結），降水，積雪，落雷，地滑り，
火山の影響，生物学的事象を考慮する。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考慮する。
自然現象の組合せについては，地震，積雪及び火山の影響を考慮する。
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，飛来物（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機衝突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と重大事故等対処設備に対する共通要因
としては，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），有毒
ガス，船舶の衝突，電磁的障害及び故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムを考慮する。
故意による大型航空機衝突その他のテロリズムについては，可搬型重大事故等対処
設備による対策を講じることとする。
2.3-2

建屋については，地震，津波，火災及び外部からの衝撃による損傷を防止できる設計とする。
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。
a.

常設重大事故等対処設備（第四十三条 第２項 第三号）
常設重大事故防止設備は，設計基準事故対処設備及び使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能を有する設備（以下「設計基準事故対処設備等」という。）の安全機能と共通要因によって同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，可能な限り多様性，独立性，位置的分散を考慮して適切な措置を講じた設計とする。ただし，常設重大事
故防止設備のうち，計装設備について，重要代替監視パラメータ（当該パラメータの他チャンネルの計器を除く。）による推定は，重要監視パラメータと異なる物理量（水位，注水量等）又は測定原理とする等，重要監視パラメータに対して可能な限り多様性を持った方法により計測できる設計とする。重要代替監視パラメータは重要監視パ
ラメータと可能な限り位置的分散を図る設計とする。
環境条件に対しては，想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重及びその他の使用条件において，常設重大事故防止設備がその機能を確実に発揮できる設計とする。重大事故等時の環境条件における健全性については「2.3.3 環境
条件等」に記載する。風（台風），低温(凍結)，降水，積雪及び電磁的障害に対して常設重大事故防止設備は，環境条件にて考慮し，機能が損なわれない設計とする。
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止」に基づく設計とする。地
震，津波，溢水及び火災に対して常設重大事故防止設備は，設計基準事故対処設備等と同時に機能を損なうおそれがないように，可能な限り設計基準事故対処設備等と位置的分散を図る。また，常設重大事故防止設備は，地震による使用済燃料プールからの溢水に対して機能を損なわない設計とする。
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），有毒ガス，
船舶の衝突及び電磁的障害に対して，常設重大事故防止設備は，外部からの衝撃による損傷の防止が図られた建屋内に設置するか，又は設計基準事故対処設備等と同時にその機能が損なわれないように，設計基準事故対処設備等と位置的分散を図り，屋外に設置する。
落雷に対して常設代替交流電源設備は，避雷設備等により防護する設計とする。
生物学的事象のうちネズミ等の小動物に対して屋外の常設重大事故防止設備は，侵入防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。
サポート系の故障に対しては，系統又は機器に供給される電力，空気，油，冷却水を考慮し，常設重大事故防止設備は設計基準事故対処設備等と異なる駆動源，冷却源を用いる設計又は駆動源，冷却源が同じ場合は別の手段が可能な設計とする。また，
常設重大事故防止設備は設計基準事故対処設備等と可能な限り異なる水源をもつ設計
とする。
2.3-3

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。
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。
b.

可搬型重大事故等対処設備（第四十三条 第３項 第五号及び第七号）
可搬型重大事故防止設備は，設計基準事故対処設備等又は常設重大事故防止設備と共通要因によって同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，可能な限り多様性，独立性，位置的分散を考慮して適切な処置を講じた設計とする。
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（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。
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度，放射線，荷重及びその他の使用条件において，可搬型重大事故等対処設備がその機能を確実に発揮できる設計とする。重大事故等時の環境条件における健全性については「2.3.3 環
境条件等」に記載する。風（台風），低温（凍結），降水，積雪及び電磁的障害に対して
可搬型重大事故等対処設備は，環境条件にて考慮し，機能が損なわれない設計とする。
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，液状化及び揺すり込みによる不等沈下，地盤
支持力の不足，地中埋設構造物の損壊等の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管する。
地震及び津波に対して可搬型重大事故等対処設備は，「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」にて考慮された設計とする。
火災に対して可搬型重大事故対処設備は「2.2 火災による損傷の防止」に基づく火災防護を行う。
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。
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
2.3-4

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），有毒ガス，
船舶の衝突及び電磁波に対して，可搬型重大事故防止設備は，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，複数有する設計とする。
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防止設備と位置的分散を図り複数箇所に分散して保管する。屋外に保管する可搬型重大事故等対処設備は，原子炉建屋，タービン建屋及び廃棄物処理
建屋から 100m 以上の離隔距離を確保するとともに，当該可搬型重大事故等対処設備がその機能を代替する屋外の設計基準対象施設及び常設重大事故等対処設備から 100m以上の離隔距離を確保した上で，複数箇所に分散して保管する。
サポート系の故障に対しては，系統又は機器に供給される電力，空気，油，冷却水を考慮し，可搬型重大事故防止設備は，設計基準事故対処設備等又は常設重大事故防止設備と異なる駆動源，冷却源を用いる設計とするか，駆動源，冷却源が同じ場合は別の手段が可能な設計とする。また，水源についても可能な限り，異なる水源を用いる設計とする。
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するか，又は可能な限りの頑健性を有する設計とする。
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。

c.

可搬型重大事故等対処設備と常設重大事故等対処設備の接続口（第四十三条 第３項 第三号）
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。
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できる設計とするととも
2.3-5

に，屋内又は建屋の異なる面の隣接しない位置に複数箇所設置する。重大事故等時の環境条件における健全性については「2.3.3 環境条件等」に記載する。風（台風），低温（凍結），降水，積雪，及び電磁的障害に対しては，環境条件にて考慮し，機能が損なわれない設計とする。
地震に対して接続口は，「2.1.1 発電用原子炉施設の位置」に基づく地盤上の屋内又は建屋面に複数箇所設置する。
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。溢水に対しては，想定される溢水水位に対して機能を喪失しない位置に設置する。
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，航空機墜落火災），有毒ガス，船舶の衝突及び故意による大型航空機の衝突その他テロリズムに対して接続口は，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。
生物学的事象のうちネズミ等の小動物に対して屋外に設置する場合は，開口部の閉止により安全機能が損なわれるおそれのない設計とする。
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。

2.3-6

(2)

悪影響防止（第四十三条 第１項 第五号）
重大事故等対処設備は発電用原子炉施設（他号炉を含む。）内の他の設備（設計基準
対象施設及び当該重大事故等対処設備以外の重大事故等対処設備）に対して悪影響を及ぼさない設計とする。
他の設備への悪影響としては，系統的な影響（電気的な影響を含む。），並びにタービンミサイル等の内部発生飛散物による影響を考慮し，他の設備の機能に影響を及ぼさない設計とする。
系統的な影響に対しては，重大事故等対処設備は，弁等の操作によって設計基準対象施設として使用する系統構成から重大事故等対処設備としての系統構成とすること，
重大事故等発生前（通常時）の隔離若しくは分離された状態から弁等の操作や接続により重大事故等対処設備としての系統構成とすること，他の設備から独立して単独で使用可能なこと，又は設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で重大事
故等対処設備として使用することにより，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
また，放水砲については，建屋への放水により，当該設備の使用を想定する重大事
故発生時において必要となる屋外の他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
内部発生飛散物による影響に対しては，内部発生エネルギーの高い流体を内蔵する
弁及び配管の破断，高速回転機器の破損，ガス爆発並びに重量機器の落下を考慮し，重大事故等対処設備がタービンミサイル等の発生源となることを防ぐことで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

2.3-7

(3)

共用の禁止（第四十三条 第２項 第二号）
常設重大事故等対処設備の各機器については，2 以上の原子炉施設において共用しない設計とする。ただし，共用対象の施設毎に要求される技術的要件（安全機能）を満たしつつ，2 以上の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。
防火水槽に移送するための海水取水箇所は，6 号及び 7 号炉に必要な取水容量を十分に有しており，共用により自号炉だけでなく他号炉の海水取水箇所も使用すること
で，安全性の向上を図れることから，6 号及び 7 号炉で共用する設計とする。なお，設計基準対象施設の海水を使用する設備が機能を喪失したプラントの海水取水箇所のみを使用することから，悪影響は及ぼさない。
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は，6 号及び 7 号炉の必要負荷を同時に運転したとしても余裕を持った設計としており，共用により自号炉だけでなく他号炉を含めた容量で使用可能とし，かつ操作に必要な時間・要員を減少させることで，安全性の向上を図れることから，6 号及び 7 号炉で共用する設計とする。なお，他の施設とは独立した屋外設備であることから，悪影響は及ぼさない。
緊急用高圧母線，緊急用断路器は，6 号及び 7 号炉の必要負荷を同時に運転したとしても，余裕を持った設計としており，共用により 6 号及び 7 号炉相互間での電力融通を可能とし，かつ操作に必要な時間・要員を減少させることで，安全性の向上を図れることから，6 号及び 7 号炉で共用する設計とする。通常時は遮断器を開放することにより，6 号炉非常用所内電源系及び 7 号炉非常用所内電源系の分離を行い，悪影
響を及ぼさない設計とする。
ガスタービン発電機用燃料タンクは 6 号及び 7 号炉の必要負荷に電力を供給するガ
スタービン発電機が定格出力にて運転したとしても余裕のある容量としており，共用により自号炉だけでなく他号炉を含めた容量で使用可能とし，かつガスタービン発電
機の長時間運転時において，タンクの給油に必要な時間・要員を減少させることで，安全性の向上を図れることから，6 号及び 7 号炉で共用する設計とする。なお，ガスタ
2.3-8

ービン発電機用燃料タンクはガスタービン発電機以外とは独立した設備であり，ガスタービン発電機使用時には当該設備のみに燃料供給を行うこととし，当該設備不使用
時に他設備への燃料供給に使用することから，悪影響は及ぼさない。
軽油タンクは，6 号及び 7 号炉の燃料供給を要する負荷を必要数同時に運転したとしても余裕のある容量としており，共用により自号炉だけでなく他号炉を含めた容量で使用可能とし，かつ周辺状況に応じた使用タンクの選択を可能にすることで，安全性の向上を図れることから，6 号及び 7 号炉で共用する設計とする。なお，軽油タンク
は設計基準対象施設である非常用 D/G への燃料供給に用いる設備であるが，重大事故等対処設備への燃料供給は非常用 D/G への燃料供給として用いていないタンクを選択して実施することから，悪影響は及ぼさない。
号炉間電力融通ケーブルは，共用により 6 号及び 7 号炉相互間での電力融通を可能にすることで，安全性の向上を図れることから，6 号及び 7 号炉で共用する設計とする。通常時は物理的に遮断することにより，悪影響を及ぼさない設計とする。
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
は，重大事故時のプラント状況に応じた運転員の融通，ボンベ操作作業の低減により安全性の向上を図れることから，6 号及び 7 号炉で共用する設計とする。また，これらの設備は，6 号及び 7 号炉の重大事故時における中央制御室の居住性を考慮した設計とする。
モニタリング・ポスト用発電機は，号炉に関わらず発電所周辺の放射線等を監視するために設置し，監視に必要な仕様としている 1～7 号炉共用の設計基準対象施設であるモニタリング・ポストに給電するための発電機であり，モニタリング・ポストと同様に号炉に関わらず配備することで，操作に必要な時間・要員を減少させて安全性の向上を図れることから，6 号及び 7 号炉で共用する設計とする。
5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所関連設備及び免震重要棟内緊急時対策所関連設備
は，6 号及び 7 号炉で共用することで，必要な情報（相互のプラント状況，緊急時対策
要員の対応状況等）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
ことで，安全性の向上を図ることができることから，6 号及び 7 号炉で共用する設計とする。なお，5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所は，5 号炉の原子炉容器に燃料が装荷されていないことを前提として 5 号炉原子炉建屋内に設置し，プラント監視や操作は
中央制御室の盤面器具で維持することから，5 号炉の運転管理に悪影響を及ぼすことはない。5 号炉の使用済燃料プール内に保管する燃料については，5 号炉の運転員が適宜中央制御室にて水位等の監視を行い，必要に応じて注水等の対応を行うことが可能である。また，免震重要棟内緊急時対策所は，他の安全施設を設置する原子炉建屋等とは独立した建屋内に設置することから，悪影響を及ぼすことはない。
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る設計とする。
2.3-9

2.3.2 容量等【43 条 2‐一，43 条 3‐一】
【設置許可基準規則】（重大事故等対処設備）
第四十三条
２ 重大事故等対処設備のうち常設のもの（重大事故等対処設備のうち可搬型のもの（以下「可搬型重大事故等対処設備」という。）と接続するものにあっては、当該可搬型
重大事故等対処設備と接続するために必要な発電用原子炉施設内の常設の配管、弁、ケーブルその他の機器を含む。以下「常設重大事故等対処設備」という。）は、前項に定めるもののほか、次に掲げるものでなければならない。
一 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。
３ 可搬型重大事故等対処設備に関しては、第一項に定めるもののほか、次に掲げるもの
でなければならない。
一 想定される重大事故等の収束に必要な容量に加え、十分に余裕のある容量を有する
ものであること。
（解釈）
１ 第１項から第３項までに規定する「想定される重大事故等」とは、本規程第３７条において想定する事故シーケンスグループ（炉心の著しい損傷後の原子炉格納容器の機能に期待できるものにあっては、計画された対策が想定するもの。）、想定する格納容
器破損モード、使用済燃料貯蔵槽内における想定事故及び想定する運転停止中事故シーケンスグループをいう。
５ 第３項第１号について、可搬型重大事故等対処設備の容量は、次によること。
（a）可搬型重大事故等対処設備のうち、可搬型代替電源設備及び可搬型注水設備（原子炉建屋の外から水又は電力を供給するものに限る。）にあっては、必要な容量を賄うことができる可搬型重大事故等対処設備を１基あたり２セット以上を持つこと。
これに加え、故障時のバックアップ及び保守点検による待機除外時のバックアップ
を工場等全体で確保すること。
（b）可搬型重大事故等対処設備のうち、可搬型直流電源設備等であって負荷に直接接続するものにあっては、１負荷当たり１セットに、工場等全体で故障時のバックアップ及び保守点検による待機除外時のバックアップを加えた容量を持つこと。
（c）「必要な容量」とは、当該原子炉において想定する重大事故等において、炉心損傷防止及び格納容器破損防止等のために有効に必要な機能を果たすことができる容量をいう。
（１）常設重大事故等対処設備（第四十三条 第２項 第一号）
常設重大事故等対処設備は，想定される重大事故等の収束において，想定する事象
及びその事象の進展等を考慮し，重大事故等時に必要な目的を果たすために，事故対応手段としての系統設計を行う。重大事故等の収束は，これらの系統の組み合わせにより達成する。
常設重大事故等対処設備のうち重大事故等への対処を本来の目的として設置する系
2.3-10

統及び機器を使用するものについては，系統の目的に応じて必要な容量等を有する設計とする。
常設重大事故等対処設備のうち設計基準対象施設の系統及び機器を使用するものについては，設計基準対象施設の容量等の仕様が，系統の目的に応じて必要となる容量等に対して十分であることを確認した上で，設計基準対象施設としての容量等と同仕様の設計とする。
常設重大事故等対処設備のうち設計基準対象施設の系統及び機器を使用するもので，重大事故時に設計基準対象施設の容量等を補う必要があるものについては，その後の事故対応手段と合わせて，系統の目的に応じて必要となる容量等を有する設計とする。
なお，「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。

（２）可搬型重大事故等対処設備（第四十三条 第３項 第一号）
可搬型重大事故等対処設備は，想定される重大事故等の収束において，想定する事
象及びその事象の進展を考慮し，事故対応手段としての系統設計を行う。重大事故等の収束は，これらの系統の組み合わせにより達成する。
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する設計とする。
なお，「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
量及びボンベ容量並びに計測器の計測範囲とする。
可搬型重大事故等対処設備のうち複数の機能を兼用することで，設置の効率化，被ばく低減が図れるものは，同時に要求される可能性がある複数の機能に必要な容量等を合わせた容量等とし，兼用できる設計とする。
可搬型重大事故等対処設備のうち，原子炉建屋の外から水又は電力を供給する注水設備及び電源設備は，必要となる容量等を有する設備を 1 基あたり 2 セットに加えて，
故障時のバックアップ及び保守点検による待機除外時のバックアップを発電所全体で確保する。
また，可搬型重大事故等対処設備のうち，負荷に直接接続する可搬型蓄電池，可搬型ボンベ等は，必要となる容量等を有する設備を 1 基あたり 1 セットに加えて，故障時のバックアップ及び保守点検による待機除外時のバックアップを発電所全体で確保する。
上記以外の可搬型重大事故等対処設備は，必要となる容量等を有する設備を 1 基あたり 1 セットに加えて，設備の信頼度等を考慮し，予備を確保する。
詳細な設備仕様については，「3. 個別機能の設計方針」のうち各設備の「容量等」に示す。

2.3-11

2.3.3 環境条件等【43 条 1‐一，六， 43 条 3‐四】【設置許可基準規則】（重大事故等対処設備）
第四十三条
重大事故等対処設備は、次に掲げるものでなければならない。
一 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。
六 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。
３ 可搬型重大事故等対処設備に関しては、第一項に定めるもののほか、次に掲げるもの
でなければならない。
四 想定される重大事故等が発生した場合において可搬型重大事故等対処設備を設置
場所に据え付け、及び常設設備と接続することができるよう、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。
（解釈）
１ 第１項から第３項までに規定する「想定される重大事故等」とは、本規程第３７条において想定する事故シーケンスグループ（炉心の著しい損傷後の原子炉格納容器の機能に期待できるものにあっては、計画された対策が想定するもの。）、想定する格納容
器破損モード、使用済燃料貯蔵槽内における想定事故及び想定する運転停止中事故シーケンスグループをいう。
（1）環境条件（第四十三条 第１項 第一号）
重大事故等対処設備は，想定される重大事故等が発生した場合における温度，放射線，荷重及びその他の使用条件において，その機能が有効に発揮できるよう，その設
置（使用），保管場所に応じた耐環境性を有する設計とするとともに，操作が可能な設計とする。
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，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る。荷重としては重大事故等が発生した場
合における機械的荷重に加えて，環境圧力，温度及び自然現象（地震，風（台風），積
雪の影響）による荷重を考慮する。なお，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，重大事故等時における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
2.3-12

故等時に重大事故対処設備に影響を与えるおそれがある事象として，地震，風（台風），
積雪を考慮する。
自然現象による荷重の組合せについては，地震，風（台風）及び積雪の影響を考慮する。
これらの環境条件のうち，重大事故等時における環境温度，環境圧力，湿度による影響，屋外の天候による影響，重大事故等時の放射線による影響及び荷重に対しては，重大事故等対処設備を設置（使用）・保管する場所に応じて，以下の設備分類毎に必要な機能を有効に発揮できる設計とする。
原子炉格納容器内の重大事故等対処設備は，重大事故等時における原子炉格納容器内の環境条件を考慮した設計とする。操作は中央制御室から可能な設計とする。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する。
原子炉建屋二次格納施設内及びその他の建屋内の重大事故等対処設備は，重大事故等時におけるそれぞれの場所の環境条件を考慮した設計とする。また,地震による荷重を考慮して，機能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（フロア）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，離れた場所又は設置場所で可能な設計とする。
また，地震，風（台風），積雪の影響による荷重を考慮し，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については，必要により当該設備の転倒防止，固縛の措置をとる。
海水を通水する系統への影響に対しては，常時海水を通水する，海に設置する又は海で使用する重大事故等対処設備は耐腐食性材料を使用する。常時海水を通水するコ
ンクリート構造物については，腐食を考慮した設計とする。原則，淡水を通水するが，海水も通水する可能性のある重大事故等対処設備は，可能な限り淡水を優先し，海水通水を短期間とすることで，設備への海水影響を考慮する。また，海から直接取水する際の異物の流入防止を考慮した設計とする。
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る。
重大事故等対処設備は，事故対応のために配置・配備している自主対策設備を含む
周辺機器等からの悪影響により機能を損なうことのない設計とする。周辺機器等からの悪影響としては，地震，火災，溢水による波及的影響を考慮する。
溢水に対しては，重大事故等対処設備は，想定される溢水によりその機能を喪失しないように，重大事故等対処設備の設置区画（フロア）の止水対策等を実施する。
地震による荷重を含む耐震設計については，「2.1.2 耐震設計の基本方針」に，火災防護については，「2.2 火災による損傷の防止」に示す。

2.3-13

（２）重大事故等対処設備の設置場所（第四十三条 第１項 第六号）
重大事故等対処設備は，想定される重大事故等が発生した場合においても操作及び復旧作業に支障がないように，放射線量の高くなるおそれの少ない設置場所の選定，
当該設備の設置場所への遮蔽の設置等により当該設備の設置場所で操作可能な設計，放射線の影響を受けない異なる区画若しくは離れた場所から遠隔で操作可能な設計，又は中央制御室遮蔽区域内である中央制御室から操作可能な設計とする。

（３）可搬型重大事故等対処設備の設置場所（第四十三条 第３項 第四号）
可搬型重大事故等対処設備は，想定される重大事故等が発生した場合においても設
置及び常設設備との接続に支障がないように，放射線量の高くなるおそれの少ない設
置場所の選定，当該設備の設置場所への遮蔽の設置等により，当該設備の設置及び常設設備との接続が可能な設計とする。

2.3-14

2.3.4 操作性及び試験・検査性【43 条 1‐二,三,四，43 条 3‐二,六】【設置許可基準規則】（重大事故等対処設備）
第四十三条
重大事故等対処設備は、次に掲げるものでなければならない。
二 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。
三 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。
四 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。
３ 可搬型重大事故等対処設備に関しては、第一項に定めるもののほか、次に掲げるもの
でなければならない。
二 常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。）と接続するものにあっては、当該常設設備と容易かつ確実に接続することができ、かつ、二以上の系統又は発電用原子炉施設が相互に使用することができるよう、接続部の規格の統一その他の適切な措置を講じたものであること。
六 想定される重大事故等が発生した場合において、可搬型重大事故等対処設備を運搬し、又は他の設備の被害状況を把握するため、工場等内の道路及び通路が確保できるよう、適切な措置を講じたものであること。
（解釈）
１ 第１項から第３項までに規定する「想定される重大事故等」とは、本規程第３７条において想定する事故シーケンスグループ（炉心の著しい損傷後の原子炉格納容器の機能に期待できるものにあっては、計画された対策が想定するもの。）、想定する格納容
器破損モード、使用済燃料貯蔵槽内における想定事故及び想定する運転停止中事故シーケンスグループをいう。
２ 第１項第３号の適用に当たっては、第１２条第４項の解釈に準ずるものとする。
（１）操作性の確保
ａ．操作性の確実性（第四十三条 第１項 第二号）
重大事故等対処設備は，想定される重大事故等が発生した場合においても操作を確
実なものとするため，重大事故等時の環境条件を考慮し，操作が可能な設計とする。
（「2.3.3 環境条件等」）操作する全ての設備に対し，十分な操作空間を確保するとともに，確実な操作ができるよう，必要に応じて操作足場を設置する。また，防護具，可搬照明等は重大事故等時に迅速に使用できる場所に配備する。
現場操作において工具を必要とする場合，一般的に用いられる工具又は専用の工具を用いて，確実に作業ができる設計とする。工具は，作業場所の近傍又はアクセスル
ートの近傍に保管できる設計とする。可搬型重大事故等対処設備は運搬・設置が確実に行えるように，人力又は車両等による運搬，移動ができるとともに，設置場所にて
2.3-15

アウトリガの張り出し又は固縛等が可能な設計とする。
現場の操作スイッチは運転員等の操作性を考慮した設計とする。また，電源操作が必要な設備は，感電防止のため露出した充電部への近接防止を考慮した設計とする。
現場において人力で操作を行う弁は，手動操作が可能な設計とする。現場での接続操
作は，ボルト・ネジ接続，フランジ接続又はより簡便な接続方式等，接続方式を統一することにより，確実に接続が可能な設計とする。また，重大事故等に対処するために迅速な操作を必要とする機器は，必要な時間内に操作できるように中央制御室での操作が可能な設計とする。制御盤の操作器は運転員の操作性を考慮した設計とする。
想定される重大事故等において操作する重大事故等対処設備のうち動的機器については，その作動状態の確認が可能な設計とする。

ｂ．系統の切替性（第四十三条 第１項 第四号）
重大事故等対処設備のうち，本来の用途以外の用途として重大事故等に対処するために使用する設備は，通常時に使用する系統から速やかに切替操作が可能なように，系統に必要な弁等を設ける設計とする。

ｃ．可搬型重大事故等対処設備の常設設備との接続性（第四十三条 第３項 第二号）
可搬型重大事故等対処設備を常設設備と接続するものについては，容易かつ確実に接続できるように，ケーブルはボルト・ネジ接続又はより簡便な接続方式等を用い，配管は配管径や内部流体の圧力によって，大口径配管又は高圧環境においてはフランジを用い，小口径配管かつ低圧環境においてはより簡便な接続方式等を用いる設計とする。高圧窒素ガスボンベ，タンクローリー等については，各々専用の接続方式を用いる。また，発電用原子炉施設間で相互に使用することができるように，6 号及び 7 号
炉とも同一形状とするとともに，同一ポンプを接続する配管は口径を統一する等，複数の系統での接続方式の統一も考慮する。

ｄ．発電所内の屋外道路及び屋内通路の確保（第四十三条 第３項 第六号）
想定される重大事故等が発生した場合において，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，発電所内の道路及び通路が確保できるよう，以下の設計とする。
屋外及び屋内において，想定される重大事故等の対処に必要な可搬型重大事故等対処設備の保管場所から設置場所及び接続場所まで運搬するための経路，又は他の設備の被害状況を把握するための経路（以下「アクセスルート」という。）は，自然現象，
外部人為事象，溢水及び火災を想定しても，運搬，移動に支障をきたすことのないよう，迂回路も考慮して複数のアクセスルートを確保する。
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，生物学的事象を考慮し，
2.3-16

外部人為事象として，飛来物（航空機落下等），火災・爆発（森林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機落下火災），有毒ガス及び故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムを考慮する。
屋外アクセスルートに対する地震による影響（周辺構造物等の損壊，周辺斜面の崩壊及び道路面のすべり），その他自然現象による影響（台風及び竜巻による飛来物，積
雪，火山）を想定し，複数のアクセスルートの中から状況を確認し，早期に復旧可能なアクセスルートを確保するため，障害物を除去可能なホイールローダを 2 台（予備2 台）保管，使用する。また，地震による屋外タンクからの溢水及び降水に対しては，道路上への自然流下も考慮した上で，通行への影響を受けない箇所にアクセスルートを確保する設計とする。
津波の影響については，基準津波による遡上域最大水位よりも高い位置にアクセス
ルートを確保する設計とする。
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），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。
落雷に対しては道路面が直接影響を受けることはなく，生物学的事象に対しては容易に排除可能なため，アクセスルートへの影響はない。
屋外のアクセスルートは，地震の影響による周辺斜面の崩壊及び道路面のすべりで崩壊土砂が広範囲に到達することを想定した上で，ホイールローダによる崩壊箇所の仮復旧を行うことで，通行性を確保できる設計とする。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差解消対策により対処する設計とする。
屋外アクセスルートは，考慮すべき自然現象のうち，凍結及び積雪に対して，道路については融雪剤を配備し，車両については走行可能なタイヤを装着することにより通行性を確保できる設計とする。なお，融雪剤の配備等については，『「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な処置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」に係る適合状況説明資料（以下「技術的能力説明資料」という）1.0 重大事故等対策における共通事項』に示す。
なお，屋外アクセスルートに加えて，更なるアクセス性の向上を図るため，自主対策設備として緊急時対策所から保管場所，原子炉建屋へ移動可能な複数のルートを確保する。
大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムによる大規模損壊発生時の消火活動等については，「技術的能力説明資料 2.0 大規模な自然災害又は故意による大型航空機の衝突その他のテロリズムへの対応」に示す。
屋外アクセスルートの地震発生時における，火災の発生防止策（可燃物収納容器の固縛による転倒防止）及び火災の拡大防止策（大量の可燃物を内包する変圧器の防油堤の設置）については，「火災防護計画」に定める。
屋内アクセスルートは，自然現象として考慮する津波，風（台風），竜巻，低温（凍結），降水，積雪，落雷，地滑り，火山の影響，生物学的事象による影響及び外部人為事象として考慮する火災・爆発（森林火災，近隣工場等の火災・爆発，航空機落下火災），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
2.3-17

る設計とする。
屋内アクセスルートにおいては，溢水等に対して，アクセスルートでの被ばくを考慮した放射線防護具を着用する。また，地震時に通行が阻害されないように，アクセ
スルート上の資機材の固縛，転倒防止対策及び火災の発生防止対策を実施する。万一通行が阻害される場合は迂回する又は乗り越える。
屋外及び屋内アクセスルートにおいては，被ばくを考慮した放射線防護具の配備を行い,移動時及び作業時の状況に応じて着用する。また，夜間及び停電時の確実な運搬や移動のため可搬型照明装置を配備する。これらの運用については，「技術的能力説明
資料 1.0 重大事故等対策における共通事項」に示す。

（２）試験・検査性（第四十三条 第１項 第三号）
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，漏えいの有無の確認，分解点検等ができる構造とする。また，接近性を考慮して必要な空間等を備え，構造上接近又は検査が困難である箇所を極力少なくする。
試験及び検査は，使用前検査，施設定期検査，定期安全管理検査及び溶接安全管理
検査の法定検査に加え，保全プログラムに基づく点検が実施可能な設計とする。
発電用原子炉の運転中に待機状態にある重大事故等対処設備は，発電用原子炉の運転に大きな影響を及ぼす場合を除き，運転中に定期的な試験又は検査が実施可能な設計とする。また，多様性又は多重性を備えた系統及び機器にあっては，各々が独立して試験又は検査ができる設計とする。
代替電源設備は，電気系統の重要な部分として，適切な定期試験及び検査が可能な設計とする。
構造・強度の確認又は内部構成部品の確認が必要な設備は，原則として分解・開放（非破壊検査を含む。）が可能な設計とし，機能・性能確認，各部の経年劣化対策及び日常点検を考慮することにより，分解・開放が不要なものについては外観の確認が可能な設計とする。

2.3-18

3.3 原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備【46 条】【設置許可基準規則】（原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための設備）
第四十六条 発電用原子炉施設には，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，原子炉冷却材
圧力バウンダリを減圧するために必要な設備を設けなければならない。
（解釈）
１ 第４６条に規定する「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を減圧するために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
（１）ロジックの追加
ａ）原子炉水位低かつ低圧注水系が利用可能な状態で，逃がし安全弁を作動させる減圧自動化ロジックを設けること（BWR の場合）。
（２）可搬型重大事故防止設備ａ）常設直流電源系統喪失時においても，減圧用の弁（逃がし安全弁（BWR の場合）又は主蒸気逃がし弁及び加圧器逃がし弁（PWR の場合））を作動させ原子炉冷却材圧力バウンダリの減圧操作が行えるよう，手動設備又は可搬型
代替直流電源設備を配備すること。
ｂ）減圧用の弁が空気作動弁である場合，減圧用の弁を作動させ原子炉冷却材
圧力バウンダリの減圧操作が行えるよう，可搬型コンプレッサー又は窒素ボンベを配備すること。
ｃ）減圧用の弁は，想定される重大事故等が発生した場合の環境条件において確実に作動すること。

3.3-1

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
3.3.1 設置許可基準規則第 46 条への適合方針
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。
※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移行後においては 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。
(1)

代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）（設置許可基準規則解釈の第 1 項(1) a））
設計基準事故対処設備が有する原子炉の自動減圧機能が喪失した場合において，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するため，原子炉水位低（レベル 1）及び残留熱除去系ポンプ運転（低圧注水モード）の場合に，逃がし安全弁（4 個）を駆動させる減圧自動化ロジックを設ける。

(2)

逃がし安全弁機能回復（可搬型代替直流電源供給）（設置許可基準規則解釈の第 1 項(2) a））
逃がし安全弁の駆動に必要な常設直流電源系統が喪失した場合でも，AM 用切替装置(SRV)を切り替えることで，可搬型直流電源設備からの供給により逃がし
安全弁（8 個）の駆動が可能な設計とする。
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）の駆動が可能な設計とする。

(3)

逃がし安全弁機能回復（代替窒素供給）（設置許可基準規則解釈の第 1 項(2)b））
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）への窒素ガス供給が可能な設計とする。

3.3-2

(4)

逃がし安全弁の背圧対策（設置許可基準規則解釈の第 1 項(2) c））
想定される重大事故等の環境条件を考慮して，原子炉格納容器圧力が仮に設
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を作動させることができるように，供給圧力を設定する。

その他，設計基準対象施設であるが，想定される重大事故等時においてその機能を期待するため，以下の設備を重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置付ける。
（5） インターフェイスシステム LOCA 隔離弁
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は，
インターフェイスシステム LOCA 時において，弁の手動操作により原子炉冷却材の漏えい箇所を隔離する機能を有する。

また，技術的能力審査基準への適合のため，復旧手段として，以下を整備する。
(6)

復旧手段の整備
設計基準事故対処設備である逃がし安全弁（自動減圧機能付き）が全交流動
力電源喪失又は常設直流電源喪失により原子炉の減圧ができない場合に，代替電源により逃がし安全弁の駆動に必要な直流電源を確保し，逃がし安全弁を復旧することで原子炉を減圧する。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）」で示す。

なお，原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧するための自主対策設備として，以下を整備する。
(7)

手動（タービンバイパス弁，タービン制御系）による減圧
主蒸気隔離弁が全開状態であり，かつ常用所内電源が健全で，復水器真空が維持できている場合に，タービンバイパス弁を開操作することで原子炉冷却材
圧力バウンダリを減圧する。

(8)直流給電車接続による減圧直流給電車は，可搬型代替交流電源設備（電源車）の交流電源を整流することにより，直流電源を供給することができ，直流 125V 主母線盤に接続することで，逃がし安全弁の機能を回復させて原子炉冷却材圧力バウンダリを減圧する。

(9)

代替逃がし安全弁駆動装置による減圧
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，
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（自動減圧機能なし
10 個の内 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。
3.3-3

3.3.2

重大事故等対処設備

3.3.2.1

逃がし安全弁

3.3.2.1.1
設備概要
逃がし安全弁は原子炉冷却材圧力バウンダリの過度の圧力上昇を防止するため原子炉格納容器内の主蒸気系配管に設置された重大事故等対処設備であり，排気は，排気管によりサプレッション・チェンバのプール水面下に導き凝縮するようにする。逃がし安全弁は，バネ式(アクチュエータ付)で，アクチュエータにより逃がし弁として作動させることもできるバネ式安全弁である。
すなわち，逃がし安全弁は，バネ式の安全弁に，外部から強制的に開閉を行う
アクチュエータを取付けたもので，蒸気圧力がスプリングの設定圧力に達すると自動開放するほか，外部信号によってアクチュエータのピストンに，アキュムレータに蓄圧された窒素を供給してアクチュエータを作動させ弁を強制的に開放することができる。アキュムレータは通常運転時に不活性ガス系及び高圧窒素ガ
ス供給系（非常用）より窒素供給されており，アクチュエータ作動に必要となる
圧力を上回る窒素圧力を蓄えることで，確実に逃がし安全弁が作動できる設計とする。なお，不活性ガス系は設計基準対象施設であり，重大事故等が発生した際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。
なお，炉心損傷時に原子炉冷却材圧力バウンダリが高圧状態である場合において，高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱による原子炉格納容器破損を防止するため，逃がし安全弁を手動開操作して原子炉を減圧することが可能な設計とする。
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）に関する系統概要図を図3.3-1に，逃がし安全弁の設備概要図を図3.3-2に，重大事故等対処設備一覧を表3.3-1に示す。
(1)

逃がし弁機能本機能における逃がし安全弁は，原子炉冷却材圧力バウンダリの過度の圧力上昇を抑えるため，原子炉圧力高の信号により，逃がし弁機能用アキュムレータの蓄圧された窒素をアクチュエータのピストンに供給して強制的に開放する。なお，18個の逃がし安全弁は，すべてこの機能を有しており，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キュムレータを用い逃がし安全弁（18個）の強制開操作が可能な設計とする。
なお，インターフェイスシステムLOCA発生時において，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，逃がし弁機能により，中央制御室からの手動操作によって弁を駆動し，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。

(2)

安全弁機能
本機能における逃がし安全弁は，原子炉冷却材圧力バウンダリの過度の圧力上昇を抑えるため，逃がし弁機能のバックアップとして，圧力の上昇に伴いス
プリングに打ち勝って自動開放されることにより，原子炉冷却材圧力バウンダ
3.3-4

リの最も過酷な圧力変化の場合にも原子炉圧力が最高使用圧力の 1.1 倍を超えないように設計されている。なお，18 個の逃がし安全弁は，すべてこの機能を有している。
(3)

自動減圧機能自動減圧機能は，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，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がし安全弁（8 個）の強制開操作が可能な設計とする。

（4）逃がし弁機能用アキュムレータ
アキュムレータのうち，逃がし弁機能用アキュムレータは，逃がし安全弁が逃がし弁機能により原子炉冷却材圧力バウンダリの過度の圧力上昇を抑えるために必要な，駆動用窒素を供給する。逃がし弁機能用アキュムレータは通常運転時に不活性ガス系及び高圧窒素ガス供給系（非常用）より窒素供給されており，ア
クチュエータ作動に必要となる圧力を上回る窒素圧力を予め保有することが可能な設計とする。なお，18 個の逃がし弁機能用アキュムレータは，全てこの機能を有しており，各々のアキュムレータが各逃がし安全弁に窒素供給可能な設計とする。
（5）自動減圧機能用アキュムレータ
アキュムレータのうち，自動減圧機能用アキュムレータは，原子炉水位低とドライウェル圧力高の両方の信号により，逃がし安全弁（自動減圧機能付き）を強制的に開放するために必要な，駆動用窒素を供給する。自動減圧機能用アキュム
レータは通常運転時に不活性ガス系及び高圧窒素ガス供給系（非常用）より窒素供給されており，アクチュエータ作動に必要となる圧力を上回る窒素圧力を予め保有することが可能な設計とする。なお，8 個の自動減圧機能用アキュムレータ
は，全てこの機能を有しており，各々のアキュムレータが各逃がし安全弁（自動減圧機能付き）に窒素供給可能な設計とする。

3.3-5

アキュムレータ（逃がし弁機能用）

アキュムレータ（自動減圧機能用）：重大事故等対処設備

図 3.3-1

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）に関する系統概要図
3.3-6

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

図 3.3-2

逃がし安全弁 設備概要図

3.3-7

表 3.3-1
設備区分

逃がし安全弁に関する重大事故等対処設備一覧
設備名
主要設備
逃がし安全弁【常設】※１
逃がし弁機能用アキュムレータ【常設】自動減圧機能用アキュムレータ【常設】附属設備－
水源（水源に関する流路，電源 －設備を含む）
流路
主蒸気系配管・クエンチャ【常設】
注水先
－
※2
電源設備
所内蓄電式直流電源設備
直流 125V 蓄電池 A【常設】直流 125V 蓄電池 A-2【常設】AM 用直流 125V 蓄電池【常設】直流 125V 充電器 A【常設】直流 125V 充電器 A-2【常設】AM 用直流 125V 充電器【常設】上記所内蓄電式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】※3計装設備
原子炉圧力【常設】原子炉圧力（SA）【常設】※1：6 号及び 7 号炉における逃がし安全弁各 18 個の内，自動減圧機能を有する弁は，
以下の通り（6 号炉）B21-NO-F001A,C,F,H,L,N,R,T 計 8 個（7 号炉）B21-NO-F001A,C,F,H,L,N,R,T 計 8 個※2：単線結線図を補足説明資料 46-2 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 計測設備（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。

3.3-8

3.3.2.1.2
主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
(1)逃がし安全弁
型式：バネ式（アクチュエータ付）
個数
：18
取付箇所
：原子炉格納容器内（安全弁機能）
吹出圧力
(MPa)
7.92
7.99
8.06
8.13
8.19

弁個数

吹出圧力
(MPa)
7.51
7.58
7.64
7.71
7.78
7.85

弁個数

2
4
4
4
4

容量／個（吹出圧力×1.03 において）(t/h)
395
399
402
406
409

（逃がし弁機能）

1
1
4
4
4
4

(2) 逃がし弁機能用アキュムレータ
種類：横置円筒形個数：18
容量：約 15L/個
最高使用圧力：1.77MPa
最高使用温度：171℃
取付箇所：原子炉格納容器内(3) 自動減圧機能用アキュムレータ
種類：横置円筒形個数：8
容量：約 200L/個
最高使用圧力：1.77MPa
最高使用温度：171℃
取付箇所：原子炉格納容器内
3.3-9

容量／個（吹出圧力において）
(t/h)
363
367
370
373
377
380

3.3.2.1.3
設置許可基準規則第 43 条への適合方針
3.3.2.1.3.1
設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(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。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

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，
原子炉格納容器内に設置され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時の原子炉格納容器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，表 3.3-2 に示す設計とする。
想定される重大事故等の環境下のうち，原子炉格納容器圧力が仮に設計圧力の 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，原子炉格納容器スプレイを併用することにより，原子炉格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。
（46-3-8,9,20,21）
表 3.3-2 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 設置場所である原子炉格納容器内で想定される温度※，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 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない
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
原子炉格納容器内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない
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※原子炉圧力容器下鏡部温度が 300℃に到達した場合には，逃がし安全弁の環境条件のうち，温度の条件を緩和するため，代替格納容器スプレイを実施する。ただし，仮に代替格納容器スプレイを実施しない場合であっても，評価上，原子炉圧力容器底部が破損に至るまでの間，逃がし安全弁は原子炉の減圧機能を維持可能な設計とする。逃がし安全弁の操作は，中央制御室から操作可能な設計とする。

（46-3-4,16）
3.3-10(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。
(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。
逃がし安全弁の操作は，想定される重大事故等が発生した場合において，中央制御室における操作盤上での操作スイッチにより操作可能な設計とする。
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，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できる設計とする。
また，アキュムレータ（逃がし弁機能用，自動減圧機能用）については，操作不要な設計とする。以下の表 3.3-3 に操作対象機器を示す。
（46-3-4,16）

機器名称
逃がし安全弁

表 3.3-3 操作対象機器
状態の変化
操作場所
弁閉⇒弁開
中央制御室

操作方法
スイッチ操作(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。
(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。
逃がし安全弁は，表 3.3-4 に示すようにプラント停止中に機能・性能試験，
漏えい検査及び分解検査が可能とし，機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
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。
安全弁機能検査として，窒素ガスにより検査対象弁の入口側を加圧し，その吹出し圧力を測定し，その吹出し圧力が許容範囲内にあることを確認し，また，窒素ガスにより，弁の入口側を加圧し，規定圧力で保持後，弁座からの漏えい

3.3-11

量を確認することが可能な設計とする。
安全弁検査として，吹下りに影響する調整装置の設定値が規定の位置に設定されていることを確認し，また，吹出し圧力が許容値内であることを確認する
ことが可能な設計とする。
なお，弁座漏えい量が規定値内であることが確認できるとともに，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。
逃がし弁機能検査として，圧力スイッチの動作に必要な圧力を加え，圧力ス
イッチが動作したときの動作値が許容範囲内であることを確認し，逃がし弁動
作信号を模擬的に発信，復旧させることにより，逃がし安全弁が「全開」及び「全閉」することが確認可能な設計とする。
自動減圧機能検査として，自動減圧系を作動させ，逃がし安全弁が全開するまでの時間を測定し，自動減圧機能を有する逃がし安全弁の全数が，許容動作範囲内で「全開」動作することが確認可能な設計とする。
分解検査として，浸透探傷検査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恐れのある傷，割れ等がないことについて逃がし安全弁部品表面状態の確認を行うことが可能な設計とする。
なお，逃がし安全弁は，多重性を備えた機器であるが，各々が独立して他の系統へ悪影響を及ぼさず検査が可能な設計とし，プラント停止中における検査を行う際，接近性を考慮した必要な空間を備え，構造上接近又は検査が困難とならないこととする。
（46-5-2～17）

プラント状態
停止中

表 3.3-4 逃がし安全弁の試験及び検査項目
内容
機能・性能試験
安全弁機能による作動確認
逃がし弁機能による作動確認
自動減圧機能による作動確認
弁本体，弁座からの漏えいの確認
分解検査
逃がし安全弁の部品の表面状態を，検査及び目視により確認
外観検査
逃がし安全弁外観の確認

アキュムレータ（逃がし弁機能用，自動減圧機能用）は，表 3.3-5 に示すよ
うにプラント停止中に機能・性能試験，外観検査が可能とし，機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。

3.3-12

アキュムレータ（逃がし弁機能用，自動減圧機能用）は，機能・性能試験として，高圧窒素ガスボンベから高圧窒素ガスを供給することで，アキュムレー
タ（逃がし弁機能用，自動減圧機能用）の漏えいの有無の確認を行うことが可能な設計とする。
アキュムレータ（逃がし弁機能用，自動減圧機能用）は，外観検査として，目視により性能に影響を及ぼす恐れのある傷，割れ等がないことについて確認を行うことが可能な設計とする。

表 3.3-5
プラント状態
停止中

アキュムレータ（逃がし弁機能用，自動減圧機能用）の試験及び検査項目
内容
機能・性能試験
アキュムレータ（逃がし弁機能用，自動減圧機能用）からの漏えいの確認
外観検査
アキュムレータ（逃がし弁機能用，自動減圧機能用）外観の確認

なお，アキュムレータ（逃がし弁機能用，自動減圧機能用）は，多重性を備えた機器であるが，各々が独立して他の系統へ悪影響を及ぼさず検査が可能な設計とし，プラント停止中における検査を行う際，接近性を考慮した必要な空間を備え，構造上接近又は検査が困難とならない設計とする。

(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。
(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。
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，
本来の用途以外の用途として使用するための切り替えが不要であり，使用にあたり切り替えせずに使用できる設計とする。
（46-4-4～6）(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。
3.3-13

(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。

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，
設計基準対象施設として使用する場合と同じ系統構成で使用可能とする。
（46-3-8,9,20,21, 46-4-4～6）(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。

逃がし安全弁は，表 3.3-6 に示すように原子炉格納容器内に設置されている設備であるが，中央制御室から操作可能な設計とする。
アキュムレータ（逃がし弁機能用，自動減圧機能用）については，操作不要な設計とする。また，アキュムレータ（逃がし弁機能用，自動減圧機能用）の供給圧力が喪失した場合でも，高圧窒素ガス供給系（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）への窒素ガス供給が可能であり，アキュ
ムレータ（逃がし弁機能用，自動減圧機能用）の復旧作業が不要な設計とする。
（46-3-4,16,46-4-4）
表 3.3-6
機器名称
逃がし安全弁操作対象機器設置場所
設置場所
操作場所
原子炉格納容器内
中央制御室

3.3-14

3.3.2.1.3.2

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。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.2

容量等」に示す。

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する。
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。
（46-6-2～6）(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。
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，二以上の発電用原子炉施設において共用しない。

(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。
(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。
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，
3.3-15

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恐れがない設計とする。
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た設計とする。
逃がし安全弁の多様性又は多重性，位置的分散について，表 3.3-7 に示す。
（46-3-8,9,20,21, 46-4-4～6）
表 3.3-7

項目

駆動用窒
素供給源
駆動電源

操作系

多様性又は多重性，位置的分散

重大事故等対処設備（設計基準事故対処設備としての安全機能を兼ねる）
逃がし安全弁
逃がし弁機能（18 個）※1
自動減圧機能（8 個）※1
逃がし弁機能用アキュムレータ（18 個）
自動減圧機能用アキュムレータ（8 個）原子炉格納容器内
常設直流
電源設備
(蓄電池)

常設代替
直流電源
設備(AM
用蓄電池)

コントロ
ール建屋
インター
ロック又
は手動操
作
中央制御
室

原子炉建
屋
手動操作

中央制御
室

原子炉格納容器内
常設代替
交流電源
設備(ガス
タービン
発電機)
屋外

可搬型代
替交流電
源設備（電
源車）

常設直流
電源設備
(蓄電池)

屋外

手動操作

手動操作

中央制御
室

中央制御
室

コントロ
ール建屋
インター
ロック又
は手動操
作
中央制御
室

常設代替
交流電源
設備(ガス
タービン
発電機)
屋外

可搬型代
替交流電
源設備（電
源車）

逃がし安
全弁用可
搬型直流
蓄電池

屋外

手動操作

手動操作

原子炉建
屋
手動操作

中央制御
室

中央制御
室

原子炉建
屋

※1：6 号及び 7 号炉における逃がし安全弁各 18 個の内，自動減圧機能を有する弁は，以下の通り（6 号炉）B21-NO-F001A,C,F,H,L,N,R,T 計 8 個（7 号炉）B21-NO-F001A,C,F,H,L,N,R,T 計 8 個

3.3-16

3.3.2.2

代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）

3.3.2.2.1
設備概要
代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）は，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自動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，
原子炉水位低（レベル 1）及び残留熱除去系ポンプ運転（低圧注水モード）の場合に，逃がし安全弁を作動させることを目的として回路を設けるものである。
本系統は，原子炉水位低（レベル 1）及び残留熱除去系ポンプ運転（低圧注水モード）の場合に，逃がし安全弁（4 個）を作動させる減圧自動化ロジックを設ける構成とする。原子炉水位低（レベル 1）の検出器を多重化し作動回路を 2 out of 3
論理にて自動的に信号を発信し，信頼性向上を図る設計とする。なお，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。

表 3.3-8

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
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（水源に関 －する流路，電源設備を含む）
流路
－
注水先
－
※1
電源設備
非常用ディーゼル発電機（設計基準拡張）【常設】※2計装設備
原子炉圧力【常設】，原子炉圧力（SA）【常設】原子炉水位【常設】，原子炉水位（SA）【常設】※1：単線結線図を補足説明資料 46-2 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 計測設備（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。

3.3-17

3.3.2.2.2
主要設備の仕様
主要機器の仕様を図 3.3-3 に以下に示す。
凡例

2/3

2 out of 3 論理

A系ロジック
SA-ADS(A)起動
信号リセットADS(A)/SA-ADS(A)
自動起動阻止
KOS

OR 論理

阻止
通常

AND 論理原子炉水位低(ﾚﾍﾞﾙ1)

区分Ⅰ
区分Ⅱ

2/3

(WO)
(WO)

T.D.

区分Ⅲ

残留熱除去系ポンプ吐出圧力高

A

(WO)

信号阻止

ADS

自動減圧系

SA-ADS

代替自動減圧機能

TD

タイマー （10分）

ND

常時無励磁

B
C

ND

A系と同様

ND

ND

B系ロジックＳＲＶアクチュエータ

SV-C SV-B SV-A

主蒸気逃がし安全弁（ADS機能付き（8弁））
A, C, F, H
L, N, T, R
：代替自動減圧機能（4弁）

主蒸気逃がし安全弁
作動用電磁弁・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 計測設備（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。

図 3.3-3

代替自動減圧機能説明図

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 計測設備（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。
また，代替自動減圧ロジック（代替自動減圧機能）は，以降，代替自動減圧機能という。

3.3-18

3.3.2.2.3
設置許可基準規則第 43 条への適合方針
3.3.2.2.3.1
設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(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。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
代替自動減圧機能は，中央制御室及び二次格納施設内に設置され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時の中央制御室及び二次格納施
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ることができるよう，表 3.3-9 に示す設計とする。
（46-3-2,3,14,15,26）
表 3.3-9
環境条件等
温度・圧力・湿度・放射線
屋外の天候による影響
海水を通水する系統への影響
地震

風（台風）・積雪
電磁的障害

想定する環境条件及び荷重条件
対応
設置場所である中央制御室及び二次格納施設内で想定される温度，圧力，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
屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない
海水を通水することはない
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）
中央制御室及び二次格納施設内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない
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(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。
(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。
3.3-19代替自動減圧機能は，原子炉水位低（レベル 1）及び残留熱除去系ポンプ運転（低圧注水モード）の場合に，逃がし安全弁（4 個）を作動させる減圧自動化ロジックを設ける設計とする。原子炉水位低（レベル 1）の検出器を多重化し作動回路を 2 out of 3 論理にて自動的に信号を発信し，信頼性向上を図る
設計とする。
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。阻止スイッチは誤操作防止のために名称が明記され，操作者の操作及び監視性を考慮しており，確実に操作できる設計とする。
(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。
(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。
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，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機能自体が維持できない状態となる為，プラント停止中に機能・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及び設定値確認ができる設計とする。
（46-5-18～20）
表 3.3-10
プラント状態
停止中

代替自動減圧機能の試験及び検査項目
内容
機能・性能試験
設定値確認
タイマーの確認
ロジック確認（阻止スイッチの機能確認を含む）(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。

3.3-20(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。
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。
(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。
代替自動減圧機能は，他の設備に悪影響を及ぼさないよう以下の措置を講じる設計とする。
代替自動減圧機能の論理回路は，多重化された自動減圧系とは別の制御盤に収納することで悪影響を与えない設計とする。
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，自動減圧系への悪影響を与えない設計とする。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り，自動減圧系への悪影響を与えない設計とする。
自動減圧系と代替自動減圧機能のロジック回路の電源は,遮断器又はヒューズによる電気的な分離をすることで自動減圧系に悪影響を与えない設計とする。
（46-11-2～6）(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。
代替自動減圧機能は，現場における操作が不要な設計とする。
また，自動減圧系の起動阻止スイッチは，中央制御室から操作可能な設計とする。

3.3-21

3.3.2.2.3.2

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。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
代替自動減圧機能は，炉心の著しい損傷を防止するためのシステムであることを考慮し，炉心が露出しないように有効燃料棒上端より高い設定として，「原
子炉水位低（レベル 1）」信号の計器誤差を考慮して確実に作動する設計とする。
なお，逃がし安全弁の作動は冷却材の放出となり，その補給に残留熱除去系による注水が必要であることから，原子炉水位低（レベル 1）及び残留熱除去系
ポンプ運転（低圧注水モード）の場合に，逃がし安全弁（4 個）を作動させる
減圧自動化ロジックを設ける設計とする。
（46-6-7）(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。
代替自動減圧機能は，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。
(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。
代替自動減圧機能のロジック回路は，多重化された自動減圧系の制御盤と位置的分散を図ることで，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能を損なわれない設計とする。
3.3-22

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。
自動減圧系と代替自動減圧機能のロジック回路の電源は,遮断器又はヒューズによる電気的な分離をすることで自動減圧系と同時に機能が損なわれない設計とする。
（46-11-2～6）

3.3-233.3.2.3

逃がし安全弁機能回復（可搬型代替直流電源供給）

3.3.2.3.1
設備概要
逃がし安全弁の駆動に必要な常設直流電源系統が喪失した場合でも，AM 用切替装置(SRV)を切り替えることで，可搬型直流電源設備からの供給により逃がし安全弁（8 個）の駆動が可能な設計とする。可搬型直流電源設備として，電源車を配備する。
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できる設計とする。
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る。
重大事故等対処設備一覧を表 3.3-11 に示す。

3.3-24

表 3.3-11

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処設備一覧
設備区分
設備名
※1
主要設備
電源車【可搬】
AM 用直流 125V 充電器【常設】AM 用切替装置（SRV）【常設】
逃がし安全弁用可搬型蓄電池【可搬】
附属設備
軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
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 用直流 125V 蓄電池【常設】燃料源
軽油タンク【常設】燃料流路
タンクローリ（4kL）【可搬】
軽油タンク予備ノズル・弁【常設】
燃料補給先
電源車【可搬】
交流電路
電源車～緊急用電源切替箱接続装置電路【可搬】
緊急用電源切替箱接続装置～AM 用直流 125V 充電器電路【常設】電源車～AM 用動力変圧器電路【可搬】
AM 用動力変圧器～AM 用直流 125V 充電器電路【常設】直流電路
AM 用直流 125V 充電器～AM 用切替装置（SRV）電路【常設】
逃がし安全弁用可搬型蓄電池～駆動回路電路【可搬】※1：単線結線図を補足説明資料 46-2 に示す。
主要設備のうち，電源車及び AM 用直流 125V 充電器については「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。

3.3-25

3.3.2.3.2
主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
（1）逃がし安全弁用可搬型蓄電池
型式：リチウムイオン電池
個数：2（1／プラント）（予備 1（6 号及び 7 号炉で共用））
容量：2072Wh
電圧
：135V
使用箇所
：原子炉建屋地下 1 階
保管場所：原子炉建屋地下 1 階（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（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（4）AM 用切替装置（SRV）
個数
：一式
取付箇所
：コントロール建屋地上 2 階
なお，上記（2），（3）の電源設備の詳細については「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）」にて示す。

3.3-26

3.3.2.3.3
3.3.2.3.3.1

設置許可基準規則第 43 条への適合方針
設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(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。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，原子炉建屋の二次格納施設外に設置され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時の原子炉建屋の二次格納施設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，表 3.3-12 に示す設計とする。
AM 用切替装置（SRV）は，中央制御室に設置され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時の中央制御室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，表 3.3-11 に示す設計とする。
また，逃がし安全弁用可搬型蓄電池の接続作業は，逃がし安全弁用可搬型蓄電池の接続場所である原子炉建屋の二次格納施設外にて作業可能な設計とする。
（46-3-10,22,27）

表 3.3-12
環境条件等
温度・圧力・湿度・放射線
屋外の天候による影響
海水を通水する系統への影響
地震

風（台風）・積雪
電磁的障害

想定する環境条件及び荷重条件
対応
設置場所である原子炉建屋の二次格納施設外及び中央制御室で想定される温度，圧力，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
屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない
海水を通水することはない
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）
原子炉建屋の二次格納施設外及び中央制御室に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない
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

3.3-27

(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。
(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。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池の接続作業は，想定される重大事故等が発生した場合において，原子炉建屋の二次格納施設外の環境条件（被ばく影響等）を考慮の上，原子炉建屋の二次格納施設外にて作業可能な設計とする。
作業場所である原子炉建屋の二次格納施設外は，十分な作業空間を確保する。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池の接続作業は，一般的に用いられる工具（ドライバー等）を用いて，確実に作業ができる設計とし，作業用工具は，作業場所
である原子炉建屋の二次格納施設外近傍，アクセスルートの近傍又は中央制御室内に保管することとする。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，車輪の設置により運搬，移動ができるとともに，設置場所である原子炉建屋の二次格納施設外にてボルト固定により転倒対策が可能な設計とする。
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。切替装置は誤操作防止のために名称が明記され，操作者の操作及び監視性を考慮しており，確実に操作できる設計とする。
（46-3-10,22,27, 46-4-3）

機器名称
逃がし安全弁用
可搬型蓄電池AM 用切替装置（SRV）

表 3.3-13 操作対象機器
状態の変化
操作場所
接続箇所端子リフト
原子炉建屋の二次格
逃がし安全弁用可搬型
納施設外
蓄電池接続
スイッチ操作 OFF⇒ON（逃がし安全弁閉⇒開）
切⇒入
中央制御室
（AM 用直流 125V 充電器側）

3.3-28

操作方法
接続操作

スイッチ操作
切替装置操作(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。
(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。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，表 3.3-14 に示すようにプラント運転中又は停止中に外観検査及び電圧測定が可能な設計とする。
（46-5-23）
表 3.3-14 逃がし安全弁用可搬型蓄電池の試験及び検査
プラント状態項目
内容
運転中又は停止 外観検査
外観の確認
中
機能・性能試験
電圧の確認

AM 用切替装置（SRV）は，表 3.3-15 に示すようにプラント停止中に外観検査，機能・性能検査が可能な設計とする。
性能の確認として，電気回路の絶縁抵抗に異常がないことを確認する。
（46-5-21,22）
表 3.3-15
AM 用切替装置（SRV）の試験及び検査
プラント状態
項目
内容
停止中
外観検査
外観の確認
機能・性能試験AM 用切替装置（SRV）の性能（絶縁抵抗）確認(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。
(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。
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は，接3.3-29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。
図 3.3-4 に原子炉建屋の二次格納施設外での逃がし安全弁用可搬型蓄電池の接続による逃がし安全弁(自動減圧機能付き)開放のタイムチャートを示す。
図 3.3-5 に可搬型直流電源設備からの供給による逃がし安全弁解放のタイム
チャートを示す。
（46-4-3, 46-7-2,3）
経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

50

40

逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁開放

要員（数）

備考

70

60

55分

電源確認，通信手段確保

中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

2

原子炉の減圧確認については、中央制御室又は原
子炉建屋地下１階
計装ラック室（管理区域）にて確認が可能であるため、いずれかの計器で
原子炉減圧を確認する。

可搬計測器接続
減圧確認

逃がし安全弁用可搬型蓄電池
による逃がし安全弁開放

現場運転員 Ｃ，Ｄ

移動、系統構成2

減圧確認
移動、系統構成

現場運転員 Ｅ，Ｆ

図 3.3-4

可搬型蓄電池，ケーブ ル接続

2

減圧操作開始逃がし安全弁用可搬型蓄電池による逃がし安全弁(自動減圧機能付き)開放のタイムチャート
経過時間（時間）
10分

手順の項目

20分

30分

40分

50分

1

2

4

常設代替直流電源設備による逃がし安全弁開放
35分

要員（数）

通信手段確保

中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

32

通信手段確保

5

6

7

8

9

10

11

可搬型直流電源設備による逃がし安全弁開放※ 8時間35分
AM用MCC7B受電

可搬計測器接続
電源切替
減圧確認
移動，系統構成

現場運転員 Ｃ，Ｄ

移動・回路構成

2

可搬型直流電源設備による逃がし安全弁開放

電源ケーブ ル接続前準備
AM直流125V充電器盤受電及び換気設備運転

減圧確認
移動，系統構成

現場運転員 Ｅ，Ｆ

2

緊急時対策要員

6

備考

12

原子炉の減圧確認については、中央制御室又は原子炉建屋地下１階
計装ラック室（管理区域）にて確認が可能であるため、いずれかの計器で原子炉減圧を確認する。

電源車からの送電電源ケーブ ル接続

※ガスタービン発電機及び電源車によるAM用MCC 7B受電の内、最長時間である6時間15分及びAM用充電器受電時間を2時間20分とし,8時間35分で継続供給可能である。

図 3.3-5

可搬型直流電源設備による逃がし安全弁解放のタイムチャート＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての 1.3 で示すタイムチャート(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。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池及び AM 用切替装置（SRV）は，通常時に接続先
3.3-30の系統と分離すること及び重大事故等時は重大事故等対処設備として系統構成をすることで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，設置場所である原子炉建屋の二次格納施設
外にてボルト固定により転倒対策を実施することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
（46-4-3）(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。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池及び AM 用切替装置（SRV）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及び中央制御室に設置し，設置場所で操作可能な設計とする。
（46-3-10,22,27）

機器名称
逃がし安全弁用
可搬型蓄電池AM 用切替装置（SRV）

表 3.3-16 操作対象機器設置場所
設置場所
操作場所
原子炉建屋地下 1 階
原子炉建屋地下 1 階（原子炉建屋の二次格納施設外） （原子炉建屋の二次格納施設外）
中央制御室
中央制御室

3.3-31

3.3.2.3.3.2

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。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
AM 用切替装置(SRV)を切り替えることで，可搬型直流電源設備からの供給により，24 時間にわたり逃がし安全弁（8 個）の駆動が可能な設計とする。

(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。
AM 用切替装置（SRV）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。
(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。
AM 用切替装置(SRV)を切り替えることで，可搬型直流電源設備からの電源供給による逃がし安全弁の駆動は，直流 125V 蓄電池 A，直流 125V 蓄電池 A-2 及
び直流 125V 蓄電池 B からの電源供給による逃がし安全弁の駆動と異なる電源及び電路で構成されており，多様性を有する設計とする。
（46-4-3）

3.3-32

3.3.2.3.3.3

設置許可基準規則第 43 条第 3 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 3 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に加え，十分に余裕のある容量を有するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
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 号炉，7 号炉それぞれ 1 セット 1 個使用する。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設計とする。
（46-6-8）(2) 確実な接続（設置許可基準規則第 43 条第 3 項二）(ⅰ) 要求事項
常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。）と接続するものにあっては，当該常設設備と容易かつ確実に接続することができ，かつ，二以上の系統又は発電用原子炉施設が相互に使用することができるよう，接続部の規格の統一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，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
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可能な設計とする。
（46-4-3, 46-7-2,3）(3) 複数の接続口（設置許可基準規則第 43 条第 3 項三）(ⅰ) 要求事項
常設設備と接続するものにあっては，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外か
ら水又は電力を供給するものに限る。）の接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設けるものであること。

3.3-33

(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。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，原子炉建屋の外から水又は電力を供給する
設備ではなく，原子炉建屋の二次格納施設外から接続可能な設計とする。

(4) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項四）(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可搬型重大事故等対処設備を設置場所に据え付け，及び常設設備と接続することができるよう，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。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池の接続は，線源からの離隔距離により放射線量が高くなる恐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で操作可能な設計とする。
（46-3-10,22）(5) 保管場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項五）(ⅰ) 要求事項
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。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，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。
また，直流125V蓄電池A，直流125V蓄電池A-2，直流125V蓄電池B及びAM用直流125V蓄電池と位置的分散を図り保管及び設置する設計とする。
（46-3-10～13,22～25,46-8-3,5）

3.3-34

(6) アクセスルートの確保（設置許可基準規則第 43 条第 3 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，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，工場等内の道路及び通路が確保できるよう，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，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池の運搬経路は，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する設計とする。
なお，溢水等に対しては，アクセスルートでの被ばくを考慮した放射線防護具を着用することとし，運用については，「技術的能力説明資料 1.0 重大事故等対策における共通事項」に，火災防護については，「2.2 火災による損傷の防止（設置許可基準規則第 41 条に対する設計方針を示す章）」に示す。
（46-9-6,7）(7) 設計基準事故対処設備及び常設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）(ⅰ) 要求事項
重大事故防止設備のうち可搬型のものは，共通要因によって，設計基準事故
対処設備の安全機能，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
重大事故防止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，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。
逃がし安全弁用可搬型蓄電池は，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設置し，直流 125V 蓄電池 A，直流 125V 蓄電
池 A-2，直流 125V 蓄電池 B 及び AM 用直流 125V 蓄電池と位置的分散を図る設計とする。
また，逃がし安全弁用可搬型蓄電池はリチウムイオン蓄電池であるが，直流125V 蓄電池 A，直流 125V 蓄電池 A-2，直流 125V 蓄電池 B 及び AM 用直流 125V
蓄電池は鉛蓄電池であり，多様性を有する設計とする。
（46-3-10～13,22～25, 46-4-3, 46-8-4,7）

3.3-35

3.3.2.4

逃がし安全弁機能回復（代替窒素供給）

3.3.2.4.1
設備概要
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機能用
アキュムレータの供給圧力が喪失した場合に備え，高圧窒素ガス供給系（非常用）を設ける。
本系統は，逃がし安全弁に対して窒素ガスを供給するものであり，高圧窒素ガスボ
ンベ及び高圧窒素ガス供給系（非常用）配管・弁等で構成する。
高圧窒素ガス供給系（非常用）は，独立した2系列で位置的分散を図る系統構成であり，中央制御室又は現場での弁操作により高圧窒素ガスボンベの高圧窒素ガスを，逃がし安全弁及び逃がし安全弁（自動減圧機能付き）のアクチュエータのピストンへ供給する。なお，高圧窒素ガス供給系（非常用）の各系列には使用側及び待機側の２系列の高圧窒素ガスボンベが設置されており，ボンベ圧力が低下した場合においても，現場操作により高圧窒素ガスボンベの切り替え又は交換が可能な設計とする。
高圧窒素ガス供給系（非常用）の系統圧力は，逃がし安全弁（自動減圧機能付き）の作動環境条件を考慮して格納容器圧力が設計圧力の2倍の状態（2Pd）においても全開可能な圧力に設定する。
高圧窒素ガス供給系（非常用）の系統概要図を図3.3-6に，重大事故等対処設備一
覧を表3.3-17に示す。

3.3-36

アキュムレータ（逃がし弁機能用）

アキュムレータ（自動減圧機能用）

図 3.3-6

高圧窒素ガス供給系（非常用）3.3-37系統概略図

表3.3-17

逃がし安全弁機能回復（代替窒素供給）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
高圧窒素ガスボンベ【可搬】
付属設備－
水源（水源に関する流路， －電源設備を含む）
流路
高圧窒素ガス供給系 配管・弁【常設】自動減圧機能用アキュムレータ【常設】
逃がし弁機能用アキュムレータ【常設】
注水先
－
電源設備
－
計装設備
－

3.3.2.4.2
主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
(1)高圧窒素ガスボンベ
個数：5（予備 20）
容量
：約 47L/本
充填圧力：約 15MPa
使用箇所：原子炉建屋地上 4 階
保管場所：原子炉建屋地上 4 階

3.3-38

3.3.2.4.3
設置許可基準規則第 43 条への適合方針
3.3.2.4.3.1
設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(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。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
高圧窒素ガスボンベは，原子炉建屋の二次格納施設外に設置され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時の原子炉建屋の二次格納施設
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，表 3.3-18 に示す設計とする。
また，高圧窒素ガスボンベの切り替え及び交換作業は，高圧窒素ガスボンベ
設置場所である原子炉建屋の二次格納施設外にて作業可能な設計とする。
（46-3-5,6,17,18）
表 3.3-18
環境条件等
温度・圧力・湿度・放射線
屋外の天候による影響
海水を通水する系統への影響
地震

風（台風）・積雪
電磁的障害

想定する環境条件及び荷重条件
対応
設置場所である原子炉建屋の二次格納施設外で想定される温度，圧力，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
屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない
海水を通水することはない
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）
原子炉建屋の二次格納施設外に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない
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(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。

3.3-39(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。
高圧窒素ガスボンベの切り替え及び交換作業は，想定される重大事故等が発生した場合において，原子炉建屋の二次格納施設外の環境条件（被ばく影響等）を考慮の上，原子炉建屋の二次格納施設外にて作業可能な設計とする。
作業場所である原子炉建屋の二次格納施設外は，十分な作業空間を確保する。
高圧窒素ガスボンベの切り替え及び交換作業は，一般的に用いられる工具（スパナ等）及び専用工具（ボンベ開閉ハンドル（ボンベコック操作用））を用いて，確実に作業ができる設計とし，作業用工具は，作業場所である原子炉
建屋の二次格納施設外近傍，アクセスルートの近傍又は中央制御室内に保管することとする。
また，高圧窒素ガスボンベの接続は，袋ナットによる専用の接続方式により，確実に接続が可能な設計とする。
なお，高圧窒素ガスボンベの切り替え及び交換を行うために必要な操作対象
弁（6 号炉において HPIN 窒素ガスボンベラック元弁 P54-F017A～D，HPIN 窒素
ガスボンベ付属止め弁 P54-F016A～V（I,O 除く）及び HPIN 窒素ガスボンベ元弁，7 号炉において HPIN 窒素ガスボンベ出口元弁 P54-F002A～D，HPIN 窒素ガ
スボンベ出口弁 P54-F001A～V（I,O 除く）及び HPIN 窒素ガスボンベ元弁）は，
一般的に用いられる工具（スパナ等）及び専用工具（ボンベ開閉ハンドル（ボンベコック操作用））を用いて操作が可能な設計とする。
高圧窒素ガスボンベは，人力又はボンベ運搬台車による運搬，移動ができるとともに，必要により設置場所である原子炉建屋の二次格納施設外にてボンベ
ラックによる固縛等により転倒対策が可能な設計とする。
高圧窒素ガス供給を行うために必要な操作対象弁（6 号炉において HPIN 非常
用窒素ガス供給元弁 P54-MO-F018A,B 及び HPIN 常用非常用窒素ガス連絡弁
P54-MO-F027A,B，7 号炉において HPIN 非常用窒素ガス供給弁 P54-MO-F003A,B
及び HPIN 常用・非常用窒素ガス連絡弁 P54-MO-F012A,B）は，原子炉建屋の二次格納施設外に設置し，ハンドルによる手動操作が可能な設計とする。
（46-3-5,7,17,19, 46-4-4～6）

3.3-40

※１

表 3.3-19 操作対象機器
状態の変化
操作場所
全閉⇒全開
原子炉建屋の二次格納施設外

機器名称
操作方法
HPIN 非常用窒素
手動操作
ガス供給弁
HPIN 常用・非常用 全開⇒全閉
原子炉建屋の二次格納施設外
手動操作
窒素ガス連絡弁
高圧窒素ガスボ
予備品と交換 原子炉建屋の二次格納施設外
切替作業
ンベ
交換作業
※1：機器名称は 7 号炉を代表として記載※2：高圧窒素ガスボンベの切り替え及び交換を行う際に操作する弁について，補足
説明資料 46-4-5,6 に示す(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。
(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。
高圧窒素ガス供給系（非常用）は，表 3.3-20 に示すようにプラント停止中に機能・性能試験，プラント運転中に高圧窒素ガスボンベの外観検査が可能とし，機能・性能及び漏えいの有無の確認が可能な設計とする。
また，高圧窒素ガスボンベは，規定圧力の確認及び外観の確認が可能な設計とする。
表 3.3-20 高圧窒素ガス供給系（非常用）の試験及び検査
プラント状態
項目内容
停止中
機能・性能試験
供給圧力の確認
運転中

外観検査

ボンベ外観の確認
規定圧力の確認

高圧窒素ガス供給系（非常用）は，機能・性能試験として，高圧窒素ガスボ
ンベから高圧窒素ガスを供給することで，高圧窒素ガス供給系（非常用）の系
統圧力の確認を行うことが可能な設計とする。
高圧窒素ガスボンベは，外観検査として，目視により性能に影響を及ぼす恐れのある傷，割れ等がないことについて確認を行えるとともに，規定圧力の確認を行うことが可能な設計とする。
（46-5-24,25）

3.3-41

(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。
(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。

高圧窒素ガス供給系（非常用）は，本来の用途以外の用途には使用しない設計とする。
なお，切り替えを行うため，系統に必要な弁等を設ける設計としており，高圧窒素ガス供給を行うために必要な操作対象弁（6 号炉は HPIN 非常用窒素ガス
供給元弁 P54-MO-F018A,B 及び HPIN 常用非常用窒素ガス連絡弁 P54-MO-F027A,B，
7 号炉は HPIN 非常用窒素ガス供給弁 P54-MO-F003A,B 及び HPIN 常用・非常用窒素ガス連絡弁 P54-MO-F012A,B）は，原子炉建屋の二次格納施設外に設置し，ハ
ンドル操作にて速やかに切り替えが可能な設計とする。
系統構成を行うための弁操作に要する時間は 15 分程度を想定する。
逃がし安全弁への窒素供給に伴う作業について，「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。
高圧窒素ガスボンベの切り替え及び交換を行うために必要な操作対象弁（6号炉において HPIN 窒素ガスボンベラック元弁 P54-F017A～D，HPIN 窒素ガスボ
ンベ付属止め弁 P54-F016A～V（I,O 除く）及び HPIN 窒素ガスボンベ元弁，7号炉において HPIN 窒素ガスボンベ出口元弁 P54-F002A～D，HPIN 窒素ガスボン
ベ出口弁 P54-F001A～V（I,O 除く）及び HPIN 窒素ガスボンベ元弁）は，原子炉建屋の二次格納施設外に設置し，一般的に用いられる工具（スパナ等）及び専用工具（ボンベ開閉ハンドル（ボンベコック操作用））を用いて速やかに切り替えが可能な設計とする。
高圧窒素ガスボンベの切り替え及び交換を行うために要する作業時間は，1時間程度を想定する。
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。
（46-3-6,7,18,19, 46-7-4,5）

3.3-42

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

50

60

70

備考

70

備考

ドライウェル入口圧力低警報 発生
20分
高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁駆動源確保

要員（数）

通信手段確保

高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁駆動源確保

中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

2

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

窒素ガス供給確認

移動、ラ イ ン 切替

経過時間（分）
10

手順の項目

要員（数）

20

30

窒素ガスボンベ出口圧力低警報 発生

0

40

50

60

高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁駆動源確保
60分

移動、ボン ベ切替

高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁駆動源確保

図 3.3-7

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

現場運転員 Ｅ，Ｆ

2

ボン ベ交換リークチ ェ ック

移動、ボン ベ切替
ボン ベ交換

高圧窒素ガスボンベによる逃がし安全弁駆動源確保のタイムチャート＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての１．３で示すタイムチャート(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。
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
絡 弁 P54-MO-F027A,B ， 7 号 炉 は HPIN 常 用 ・ 非 常 用 窒 素 ガ ス 連 絡 弁
P54-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
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が可能な設計とする。
（46-4-4～6）(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。
3.3-43

(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3

環境条件等」に示す。

高圧窒素ガスボンベ及び操作対象弁（6 号炉は HPIN 非常用窒素ガス供給元弁
P54-MO-F018A,B 及び HPIN 常用非常用窒素ガス連絡弁 P54-MO-F027A,B，7 号炉
は HPIN 非常用窒素ガス供給弁 P54-MO-F003A,B 及び HPIN 常用・非常用窒素ガス連絡弁 P54-MO-F012A,B）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，設置場所で操作可能な設計とする。
また，高圧窒素ガスボンベの切り替え及び交換を行うために必要な操作対象
弁（6 号炉において HPIN 窒素ガスボンベラック元弁 P54-F017A～D，HPIN 窒素
ガスボンベ付属止め弁 P54-F016A～V（I,O 除く）及び HPIN 窒素ガスボンベ元弁，7 号炉において HPIN 窒素ガスボンベ出口元弁 P54-F002A～D，HPIN 窒素ガ
スボンベ出口弁 P54-F001A～V（I,O 除く）及び HPIN 窒素ガスボンベ元弁）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，設置場所で操作可能な設計とする。
（46-3-6,7,18,19）※１

表 3.3-21 操作対象機器設置場所
設置場所
操作場所
原子炉建屋の二次格納施設外
原子炉建屋の二次格納施設外

機器名称
HPIN 非常用窒素
ガス供給弁
HPIN 常用・非常用 原子炉建屋の二次格納施設外
原子炉建屋の二次格納施設外
窒素ガス連絡弁
高圧窒素ガスボ
原子炉建屋の二次格納施設外
原子炉建屋の二次格納施設外
ンベ※1：機器名称は 7 号炉を代表として記載※2：高圧窒素ガスボンベの切り替え及び交換を行う際に操作する弁について，補足
説明資料 46-4-5,6 に示す

3.3-44

3.3.2.4.3.2

設置許可基準規則第 43 条第 3 項への適合方針(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 3 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に加え，十分に余裕のある容量を有するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
高圧窒素ガスボンベは，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であるアキュムレータ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い損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，逃がし安全弁（自動減圧機能付き）を作動させ，原子炉冷却材
圧力バウンダリを減圧することができる窒素ガス供給量を有する設計とする。
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，必要となる容量等を有する本数を 6 号及び 7 号炉それぞれ 1 セットに加え，故障時のバックアップ及び保守点検による待機除外時のバックアップを 1 セット以上確保することで基準に適合させる。
（46-6-9～13）(2) 確実な接続（設置許可基準規則第 43 条第 3 項二）(ⅰ) 要求事項
常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。）と接続するものにあっては，当該常設設備と容易かつ確実に接続することができ，かつ，二以上の系統又は発電用原子炉施設が相互に使用することができるよう，接続部の規格の統一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，「2.3.4

操作性及び試験・検査性」に示す。

高圧窒素ガスボンベは，専用の接続方式として袋ナットを用い，容易かつ確実に接続できる設計とする。
高圧窒素ガスボンベの接続にあたっては，一般的に用いられる工具（スパナ等）及び専用工具（ボンベ開閉ハンドル（ボンベコック操作用））を用いて，確実に作業ができる設計とし，作業用工具は，作業場所である原子炉建屋の二次格納施設外近傍，アクセスルートの近傍又は中央制御室内に保管することとする。
また，接続口について，6 号及び 7 号炉とも同一形状，同口径とし，複数の系統での接続方式の統一を図った設計とする。
（46-4-4～6, 46-7-4,5）
3.3-45

(3) 複数の接続口（設置許可基準規則第 43 条第 3 項三）(ⅰ) 要求事項
常設設備と接続するものにあっては，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外か
ら水又は電力を供給するものに限る。）の接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設けるものであること。
(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」に示す。
高圧窒素ガスボンベは，原子炉建屋の外から水又は電力を供給するものではないことから本条文の直接的な要求は受けないが，高圧窒素ガス供給系（非常用）がＡ系，Ｂ系独立した２系を有する系統であることから，それぞれの接続
口を，原子炉建屋の二次格納施設外の異なる複数の場所に設け，信頼性向上を図る設計とする。
（46-3-5,17）(4) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項四）(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可搬型重大事故等対処設備を設置場所に据え付け，及び常設設備と接続することができるよう，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。
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な設計とする。
（46-3-5,17）(5) 保管場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項五）(ⅰ) 要求事項
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こと。
3.3-46

(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。
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。
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設計とする。
（46-3-5,17,46-8-2,5）(6) アクセスルートの確保（設置許可基準規則第 43 条第 3 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，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，工場等内の道路及び通路が確保できるよう，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，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
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（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する設計とする。
なお，溢水等に対しては，アクセスルートでの被ばくを考慮した放射線防護具を着用することとし，運用については，「技術的能力説明資料 1.0 重大事故等対策における共通事項」に，火災防護については，「2.2 火災による損傷の防止（設置許可基準規則第 41 条に対する設計方針を示す章）」に示す。
（46-9-2～6）(7) 設計基準事故対処設備及び常設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）(ⅰ) 要求事項
重大事故防止設備のうち可搬型のものは，共通要因によって，設計基準事故
対処設備の安全機能，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
重大事故防止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，適切な措置を講じた
3.3-47

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。
高圧窒素ガスボンベは，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設置し，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）と同時に機能を損なうおそれがないように，可能な限り設計基準事故対処設備であるアキュムレータ（逃がし弁機能用，自動減圧機能用）と多様性又は多重性，位置的分散を図る設計とする。
高圧窒素ガスボンベの多様性又は多重性，位置的分散について，表 3.3-22に示す。
（46-3-5,9,17,21, 46-4-4～6, 46-8-2,4）

項目
減圧用の弁

駆動用窒素

表 3.3-22 多様性又は多重性，位置的分散
設計基準事故対処設備
重大事故等対処設備
アキュムレータ
高圧窒素ガスボンベ
逃がし安全弁
逃がし安全弁
18 個
原子炉格納容器内
自動減圧機能用
アキュムレータ
8個
逃がし弁機能用
アキュムレータ
18 個
原子炉格納容器内

18 個
高圧窒素ガスボンベ
5 本（予備 20 本）－－
原子炉建屋の二次格納施設外

3.3-48

3.3.33.3.3.1

重大事故等対処設備（設計基準拡張）
インターフェイスシステム LOCA 隔離弁

3.3.3.1.1 設備概要
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は，インターフェイス LOCA 発生個所の隔離によって，原子炉格納容器外への原子炉冷却材流出を防止する目的として設置するものである。
本設備は，原子炉冷却材圧力バウンダリと接続された系統であり，プラント運転中に接続箇所の電動弁の開閉試験を実施する高圧炉心注水系 B 及び C の２つの独立した注水ラインに，それぞれ 1 台の構成とする。
インターフェイス LOCA は，隔離弁の隔離失敗により低圧設計部分が異常に過圧されることで発生するが，逃がし安全弁による原子炉減圧により原子炉冷却材漏えいの抑制を継続し，現場操作による隔離弁の全閉操作を実施することで，破断が発生した系統を隔離する設計とする。
なお，逃がし安全弁による原子炉の減圧は隔離弁の隔離操作が完了するまで継続する。
本設備の系統概要図を図 3.3-8 に，重大事故等対処設備（設計基準拡張）一覧を
表 3.3-23 に示す。
本系統は設計基準対象施設であるが，想定される重大事故等時においてその機能を期待するため，重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置付ける。

3.3-49図 3.3-8

インターフェイスシステム LOCA 隔離弁系統概要図

3.3-50表 3.3-23

インターフェイスシステム LOCA 隔離弁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
高圧炉心注水系注入隔離弁【常設】
附属設備
－
電源設備
－
計装設備
－
3.3.3.1.2 主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
（１）高圧炉心注水系注入隔離弁
最高使用圧力：11.77MPa
最高使用温度：302℃
個数
：2
取付箇所
：原子炉建屋 1 階
3.3.3.1.3 設置許可基準規則第 43 条への適合方針
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，他の施設に悪影響を及ぼさない設計とする。
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。
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ることができるよう，表3.3-24 に示す設計とする。

3.3-51

表 3.3-24
環境条件等
温度・圧力・湿度・放射線
屋外の天候による影響
海水を通水する系統への影響
地震

風（台風）・積雪
電磁的障害

想定する環境条件及び荷重条件
対応
設置場所である二次格納施設内で想定される温度，圧力，
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
屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない
海水を通水しない
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）
二次格納施設内に設置するため，風（台風）及び積雪の影
響は受けない。
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

また，インターフェイスシステム LOCA 隔離弁は中央制御室にて操作可能な設計とする。
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
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・性能試験を，また停止中に分解検査を実施可能な設計とする。
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

3.3-52

3.4 原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備【47 条】【設置許可基準規則】（原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備）
第四十七条 発電用原子炉施設には，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した
場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，発電用原子炉を冷却するために必要な設備を設けなければならない。
（解釈）
１ 第４７条に規定する「炉心の著しい損傷」を「防止するため，発電用原子炉を冷却するために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
（１）重大事故防止設備ａ）可搬型重大事故防止設備を配備すること。
ｂ）炉心の著しい損傷に至るまでの時間的余裕のない場合に対応するため，常設重大事故防止設備を設置すること。
ｃ）上記ａ）及びｂ）の重大事故防止設備は，設計基準事故対処設備に対して，多様性及び独立性を有し，位置的分散を図ること。

3.4-1

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
3.4.1 設置許可基準規則第 47 条への適合方針
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の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設備として，低圧代替注水系（可搬型）及び低圧代
替注水系（常設）を設ける。
（1）低圧代替注水系（可搬型）の設置（設置許可基準規則解釈の第 1 項(1)a)）
設計基準事故対処設備である残留熱除去系ポンプ（低圧注水モード）が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，可搬型重大事故等対処設備として低圧
代替注水系（可搬型）を設ける。
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原子炉へ注水する設計とする。
（2）低圧代替注水系（常設）の設置（設置許可基準規則解釈の第 1 項(1)b)）
設計基準事故対処設備である残留熱除去系ポンプ（低圧注水モード）が有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合においても，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，常設重大事故等対処設備として低圧代
替注水系（常設）を設ける。
低圧代替注水系（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，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へ注水する設計とする。
（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（設置許可基準規則解釈の第 1 項(1)c)）
上記（１）及び（２）の重大事故等対処設備である低圧代替注水系（常設），
低圧代替注水系（可搬型）は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水モード）に対して，異なるポンプ（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（常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備（電源車）），冷却源（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。また，原子炉建屋内に設置されている残留熱除去系（低圧注水モード）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。可搬設備である可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），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（低圧注水モード）に対して位置的分散を図る設計とする。
なお，多様性及び独立性，位置的分散については 3.4.2.1.3 項及び 3.4.2.2.3に詳細を示す。

3.4-2

その他，設計基準対象施設であるが，想定される重大事故等時においてその機能を期待するため，以下の設備を重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置付ける。
（4）残留熱除去系（低圧注水モード）
残留熱除去系（低圧注水モード）は，冷却材喪失事故時において，高圧炉心注水系，原子炉隔離時冷却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，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。
（5）残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）
残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）は，原子炉停止後，炉心崩壊熱，
原子炉圧力容器，配管，冷却材中の保有熱（残留熱）を除去して，原子炉を冷却する機能を有する。また，動的機器の単一故障を仮定した場合でも冷却材を低温まで冷却可能な設計である。冷却材は原子炉圧力容器から残留熱除去系のポンプ及び熱交換器を経由して原子炉圧力容器に戻される。
（6）原子炉補機冷却系
原子炉補機冷却系は，原子炉設備の非常用機器及び常用機器で発生する熱を冷却除去するために設けるものである。本系統は，想定される重大事故等時においても，非常用機器，残留熱除去機器等の冷却を行うための機能を期待する。
原子炉補機冷却系については，「3.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備（設置許可基準規則第 48 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

なお，原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に原子炉圧力容器に注水するための自主対策設備として，以下を整備する。
（7）他系の残留熱除去系配管又は高圧炉心注水系配管を用いた低圧注水の実施
設計基準事故対処設備である残留熱除去系ポンプ（低圧注水モード）が喪失し，残留熱除去系（Ａ）注入ライン又は残留熱除去系（Ｂ）注入ラインの機能が喪失した場合においても低圧注水可能とするために，自主対策設備として復水移送ポンプを用いて残留熱除去系洗浄水弁（Ｃ）を経由する残留熱除去系（Ｃ）注入ライン等の他系の残留熱除去系配管，又は高圧炉心注水系洗浄用補給水止め弁を経由する高圧炉心注水系配管を用いた原子炉注水手段を整備している。
（8）消火系を用いた低圧注水の実施
設計基準事故対処設備である残留熱除去系ポンプ（低圧注水モード），復水
移送ポンプ，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）が喪失した場合，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，自主対策設備として消火系を用いた原子炉注水手段を整備している。
消火系を用いた原子炉注水手段については，ディーゼル駆動消火ポンプを用
3.4-3

い，残留熱除去系（低圧注水モード），低圧代替注水系（常設），低圧代替注水系（可搬型）とは異なるろ過水タンクを水源として消火系，復水補給水系，残留熱除去系を通じて原子炉圧力容器へ注水する。

また，技術的能力審査基準への適合のため，復旧手段として，以下を整備する。
（9）復旧手段の整備
設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水モード及び原子炉停止時
冷却モード）が全交流動力電源喪失により起動できない場合には，常設代替交流
電源設備を用いて非常用所内電気設備へ電源を供給することで残留熱除去系（低圧注水モード及び原子炉停止時冷却モード）を復旧する手段を整備する。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）」で示す。

また，技術的能力審査基準への適合のため，溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の対応設備として，以下を整備する。
（10）低圧代替注水系（常設）による残存溶融炉心の冷却
炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，原子炉圧力容器内に溶融炉心が残存する場合には，復水移送ポンプで原子炉圧力容器に注水する低圧代替注
水系（常設）により残存溶融炉心を冷却する。
（11）低圧代替注水系（可搬型）による残存溶融炉心の冷却
炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，原子炉圧力容器内に溶融炉心が残存する場合には，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）で原子炉圧力容器に注水する低圧代替注水系（可搬型）により残存溶融炉心を冷却する。
なお，溶融炉心が原子炉圧力容器内に残存する場合の自主対策設備として，以下を整備する。
（12）消火系による残存溶融炉心の冷却
炉心の著しい損傷，溶融が発生した場合において，原子炉圧力容器内に溶融炉心が残存する場合には，ディーゼル駆動消火ポンプで原子炉圧力容器に注水する
消火系により残存溶融炉心を冷却する。

3.4-4

3.4.2 重大事故等対処設備
3.4.2.1 低圧代替注水系（常設）
3.4.2.1.1 設備概要
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（低圧注水モード）の有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合に，この機能を代替し，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉を冷却することを目的として設置するものである。
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，可搬型代替交流電
源設備（電源車）等），計測制御装置及び，水源である復水貯蔵槽等，流路である復水補給水系，残留熱除去系，給水系，高圧炉心注水系の配管，弁，スパージャ，注水
先である原子炉圧力容器等から構成される。
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。
本系統全体の概要図を図 3.4-1，本系統に関する重大事故等対処設備を表 3.4-1 に示す。
本系統は，復水移送ポンプ 3 台のうち 2 台により，復水貯蔵槽の水を残留熱除去系
配管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続操作を行うことにより，代替所内電気設備である AM 用 MCC から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，複数の代替淡水源（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補給出来る設計とする。
本系統の操作にあたっては，中央制御室及び現場での弁操作（AM 用切替盤の切り替
え操作を含む）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起動し運転を行う。
また，海水を使用する場合は防潮堤の内側に設置している海水取水箇所（取水路）
より，可搬型代替交流電源設備である電源車，移動式変圧器，海水取水ポンプを組み合わせて，防火水槽へ海水を移送する。また，そこから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した外部接続口より復水貯蔵槽へ補給出来る設計とする。

3.4-5

図 3.4-1

海水

凡例：

3.4-6

可搬型代替注水ポンプ

防火水槽

海水取水
ポンプ

淡水
貯水池
ＭＯ

残留熱除去系
熱交換器（A）

ＭＯ

CSP大容量注水接続口

MUWC接続口（北）

残留熱除去系ポンプ（A）

低圧代替注水系（可搬型）【重大事故等対処設備】

低圧代替注水系（常設）【重大事故等対処設備】

ＭＯ

残留熱除去系
熱交換器（C）

残留熱除去系ポンプ（C）

ＭＯ

ＭＯ

W/W

D/W
W/W
残留熱除去系
ポンプ（B）RPV

RPV

復水移送ポンプMUWC可搬式接続口
（東）

復水
貯蔵槽

ＭＯ

ＭＯ

：スパージャ

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

残留熱除去系
熱交換器（B）

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
第二ガスタービン発電機＜常設代替交流電源設備＞

・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 計測設備（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。

T/B
各負荷へ

ＭＯ

低圧代替注水系（常設）系統概要図

表 3.4-1 低圧代替注水系（常設）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
復水移送ポンプ【常設】
附属設備
－
※1
水源
復水貯蔵槽【常設】(水源に関する
上記水源への補給のための設備として以下の設備を使用する。
流路，電源設備
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）【可搬】
を含む)
ホース【可搬】
CSP 外部補給配管・弁【常設】淡水貯水池から防火水槽への移送ホース【可搬】
海水取水箇所（取水路）【常設】
海水ホース【可搬】
電源車【可搬】
軽油タンク【常設】タンクローリ(4kL)【可搬】
流路
復水補給水系・残留熱除去系・給水系・高圧炉心注水系 配管・弁・ス
パージャ【常設】
注水先
原子炉圧力容器【常設】※2電源設備
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】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】※3計装設備
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】※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。

3.4-7

※2：単線結線図を補足説明資料 47-2 に示す。
電源設備については「3.14 電源設備」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 計測設備」で示す。

3.4-8

3.4.2.1.2
主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
(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
最高使用温度 ：66℃
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
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（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）」，計測制御設備については「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。
3.4.2.1.3
低圧代替注水系（常設）の多様性，独立性，位置的分散
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 で示す通り多様性，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同時に機能喪失しない設計とし，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）を使用することで，残留熱除去系ポンプの電源（非常用ディー
ゼル発電機）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う多様性を持った駆動源により駆動できる設計とする。
残留熱除去系と低圧代替注水系（常設）の独立性については，表 3.4-3 で示す通り
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ために独立性を確保す
る設計とする。
なお，配管，スパージャ等の流路を構成する静的機器については，残留熱除去系注入弁（Ａ）又は（Ｂ）及び残留熱除去系注入ライン（原子炉から残留熱除去系洗浄水弁に繋がる配管との分岐部まで）を除く範囲で，可能な限り分離した設計とする。
ただし，残留熱除去系注入弁（Ａ）又は（Ｂ）が故障した場合でも，自主対策設備
として他系の残留熱除去系配管又は高圧炉心注水系配管を用いた低圧注水を整備している。
なお，電源設備及び電路については「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。
3.4-9

項目
ポンプ

水源

駆動用
空気
潤滑油
冷却水

表 3.4-2 多様性，位置的分散
設計基準事故対処設備
重大事故等対処設備
残留熱除去系
低圧代替注水系（常設）（低圧注水モード）
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 階サプレッション・チェンバ
復水貯蔵槽
原子炉建屋
廃棄物処理建屋
地下 3 階
地下 2 階不要
不要（内包油）
原子炉補機冷却系
及び原子炉補機冷却海水系

駆動電源
非常用ディーゼル
発電機
原子炉建屋
地上 1 階

項目
共 地震
通
要
因
故 津波
障
火災

溢水

不要
不要
不要
（自滑水）
常設代替交流電源
設備（第一ガスタ
可搬型代替交流電
ービン発電機及び源設備（電源車）
第二ガスタービン発電機）
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 3.4-3 設計基準事故対処設備との独立性
設計基準事故対処設備
重大事故等対処設備
残留熱除去系(A)(B)(C)
低圧代替注水系（常設）（低圧注水モード）
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低圧代替注水系（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。
6 号炉及び 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低圧代替注水系（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）。
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低圧代替注水系（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）。
3.4-103.4.2.1.4 設置許可基準規則第 43 条への適合状況
3.4.2.1.4.1
設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合状況(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。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
低圧代替注水系（常設）の復水移送ポンプは，6 号炉，7 号炉ともに廃棄物処
理建屋地下 3 階に設置してい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た場合における，廃棄物処理建屋の環境条件及び荷重条件を考慮
し，以下の表 3.4-4 に示す設計とする。
復水移送ポンプの操作は，中央制御室の復水移送ポンプ操作スイッチから遠隔操作可能である。
（47-3-2～4）
表 3.4-4 想定する環境条件及び荷重条件
考慮する外的事象
対応
温度・圧力・湿度・ 設置場所である廃棄物処理建屋で想定される温度，圧力，
放射線
湿度及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。
屋外の天候による影 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受響けない。
海水を通水する系統 淡水だけでなく海水も使用する（常時海水を通水しなへの影響い）。原子炉圧力容器への注水は，可能な限り淡水源を優先し，海水通水は短期間とすることで，設備への影響を考慮する。
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
廃棄物処理建屋に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
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。

3.4-11

(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。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

低圧代替注水系（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，低圧代替注水系（常設）による原子炉注水の系統構成として，残留熱除去系洗浄水弁（Ａ）又は（Ｂ）の全開操作を実施し，残留熱除去系注入弁（Ａ）
又は（Ｂ）を全開とすることで原子炉注水を行う。以上のことから，低圧代替
注水系（常設）の操作に必要なポンプ及び操作に必要な弁を表 3.4-5 に示す。
このうちタービン建屋負荷遮断弁，残留熱除去系洗浄水弁（Ａ）及び（Ｂ）
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し，残留熱除去系注入弁（Ａ）及び（Ｂ）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。
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及び原子炉建屋地上 3 階 AM 用操作盤の操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・監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。
（47-3-2～11,47-4-1,2,5,6）
表 3.4-5

操作対象機器

機器名称
復水移送ポンプ（Ａ）
復水移送ポンプ（Ｂ）
復水移送ポンプ（Ｃ）

状態の変化
起動停止
起動停止
起動停止

残留熱除去系注入弁（Ａ）

弁閉→弁開

残留熱除去系注入弁（Ｂ）

弁閉→弁開

残留熱除去系洗浄水弁（Ａ） 弁閉→弁開
残留熱除去系洗浄水弁（Ｂ） 弁閉→弁開
タービン建屋負荷遮断弁
弁開→弁閉
復水補給水系常／非常用連
弁閉→弁開
絡１次止め弁
復水補給水系常／非常用連
弁閉→弁開
絡２次止め弁

操作場所
中央制御室
中央制御室
中央制御室
原子炉建屋地上 3 階（二次格納施設外）
原子炉建屋地上 3 階（二次格納施設外）
中央制御室
中央制御室
中央制御室

操作方法
スイッチ操作
スイッチ操作
スイッチ操作廃棄物処理建屋地下 3 階

手動操作

廃棄物処理建屋地下 3 階

手動操作

3.4-12

スイッチ操作
スイッチ操作
スイッチ操作
スイッチ操作
スイッチ操作(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。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

低圧代替注水系（常設）での復水移送ポンプは，表 3.4-6 に示すように運転中に機能・性能試験，弁動作試験を，また，停止中に機能・性能試験，弁動作
試験と分解検査，外観検査が可能である。
低圧代替注水系（常設）である復水移送ポンプは，プラント停止中にケーシ
ングカバーを取り外して，ポンプ部品（主軸，軸受，羽根車）の状態を確認す
る分解検査が可能である。
また，プラント運転中，プラント停止中に，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
ラインを設けることで，低圧代替注水系（常設）の機能・性能及び漏洩の有無の確認が可能である。なお，残留熱除去系洗浄水弁から原子炉圧力容器までのラインについては，上記の試験に加えて，プラント運転中及びプラント停止中に残留熱除去系注入弁の弁開閉試験を実施することで機能・性能が確認可能である。
表 3.4-6 低圧代替注水系（常設）の試験及び検査
プラント状態
項目内容
機能・性能試験
運転性能，漏洩の確認
運転中
弁動作試験
弁開閉動作の確認
機能・性能試験

運転性能，漏洩の確認

弁動作試験

弁開閉動作の確認

分解検査

ポンプ部品の表面状態を，試験及び目視により確認

外観検査

ポンプ外観の確認

停止中

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，異臭及び漏洩の確認を行う。
復水移送ポンプ部品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恐れのある傷，
割れなどがないことの確認を行う。
復水移送系ポンプの外観点検として，傷や漏洩跡の確認を行う。
（47-5-1～5）
3.4-13

(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。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

低圧代替注水系（常設）は，復水移送ポンプを通常時に使用する系統である
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を切り替える必要がある。切り替え操作としては，復水移送ポンプの起動操作，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，原子炉圧力容器へ注水するために残留熱除去系洗浄水弁（Ａ）（又は（Ｂ））の全開操作，残留熱除去系注入弁（Ａ）（又は（Ｂ））の全開操作をすることになる。
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通りがあるが，通常運転時は中部（常用ライン）を使用しているため，長期運転を見込んだ復水貯蔵槽水源確保として復水補給水系常／非常用連絡１次止め弁，復水補給水系常／非常用連絡２次止め弁の開操作を行い，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
起動当初は復水貯蔵槽水位は確保されているため，本切り替え操作は低圧代替
注水系（常設）による原子炉注水が開始された後に実施する。
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り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（原子炉建屋の二次格納施設外）から遠隔操作する設計とすることで，図 3.4-2 で示すタイムチャートの通り速やかに切り替えることが可能である。
系統の切り替えに必要な弁のうちタービン建屋負荷遮断弁，残留熱除去系洗浄水弁（Ａ）及び残留熱除去系洗浄水弁（Ｂ）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。
系統の切り替えに必要な弁のうち，残留熱除去系注入弁（Ａ）及び残留熱除去系注入弁（Ｂ）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。
また，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次止め弁は手動弁として廃棄物処理建屋地下３階に設置されており，現場の手動操作で開操作を行う。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操作であり，原子炉注水開始後に実施することで，図3.4-2 で示すタイムチャートの通り速やかに切り替え可能である。
また，低圧代替注水のバイパス流を防止するため，低圧代替注水系の主流路
3.4-14

からの分岐部については，主流路から最も近い弁（第一止め弁）で閉止する運用とする。事故時の対応に支障を来たす等の理由から第一止め弁が閉止できないライン（非常用炉心冷却系ポンプ封水ライン等）についても，低圧代替注水のバイパス流を防止するため，第一止め弁以降の弁で閉止されたバウンダリ構
成とし，このバウンダリ範囲においては，適切な地震荷重との組合せを考慮した上でバウンダリ機能が喪失しない設計とする。
（47-3-2～11,47-4-1,2,5,6）
経過時間（分）
10

5

手順の項目

15

20

25

備考

12分 低圧代替注水系（常設）による原子炉注水要員（数）通信手段確保，電源確認
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
原子炉注水（残留熱除去系（B）
注入配管使用）系統構成

中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

2

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

注水開始，注水状況確認

移動，ＣＳＰ水源確保

図 3.4-2
低圧代替注水系（常設）による原子炉注水（残留熱除去系（Ｂ）注入配管使用の場合）のタイムチャート＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての 1.4 で示すタイムチャート(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，悪影響防止等について」に示す。
低圧代替注水系（常設）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。隔離弁については表 3.4-7 に示す。また，低圧代替
注水系（常設）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。
（47-4-1,2,5,6）
表 3.4-7 他系統との隔離弁
取合系統
系統隔離弁
駆動方式
動作
残留熱除去系
残留熱除去系洗浄水弁（Ａ） 電動駆動
通常時閉
電源喪失時閉残留熱除去系洗浄水弁（Ｂ） 電動駆動
通常時閉
電源喪失時閉

3.4-15

(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。
低圧代替注水系（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 3.4-8 に示す。このうち，中央制御室で操作する復水移送ポンプ，残留熱除去系洗浄水弁（Ａ）（又は（Ｂ）），タービン建屋負荷遮断弁は，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である。原子炉建屋地上３階で操作する残留熱除去系注入弁（Ａ）（又は（Ｂ））は，原子炉建屋の二次格納施設外に 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いため操作が可能である。これらの操作が可能な配置設計とする。
（47-3-2～11）
表 3.4-8 操作対象機器
機器名称
設置場所
操作場所
復水移送ポンプ（Ａ）
廃棄物処理建屋地下 3 階
中央制御室
復水移送ポンプ（Ｂ）
廃棄物処理建屋地下 3 階
中央制御室
復水移送ポンプ（Ｃ）
廃棄物処理建屋地下 3 階
中央制御室
残留熱除去系注入弁
原子炉建屋地上 3 階
原子炉建屋地上 1 階（Ａ）（二次格納施設外）
残留熱除去系注入弁
原子炉建屋地上 3 階
原子炉建屋地上 1 階（Ｂ）（二次格納施設外）
残 留 熱 除去系洗浄水 弁
原子炉建屋地上 1 階
中央制御室
（Ａ）
残 留 熱 除去系洗浄水 弁
原子炉建屋地上 1 階
中央制御室
（Ｂ）
タービン建屋アクセス通路地
タ ー ビ ン建屋負荷遮 断 下 2 階（6 号炉）
中央制御室
弁
廃棄物処理建屋地下 3 階(7 号炉)
復 水 補 給水系常／非 常
廃棄物処理建屋
廃棄物処理建屋地下 3 階
用連絡１次止め弁
地下 3 階復 水 補 給水系常／非 常
廃棄物処理建屋
廃棄物処理建屋地下 3 階
用連絡２次止め弁
地下 3 階3.4-16

3.4.2.1.5
設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合状況(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。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
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却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するために必要な注水流量を有する設計とする。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，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書添付資料十）において，有効性が確認されている原子炉への注水流量が最大 300m3/h の範囲であることから，復水移送ポンプ 1 台あたり 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。
原子炉圧力容器に注水する場合の復水移送ポンプの揚程は，原子炉圧力容器に注水する場合の水源（復水貯蔵槽）と移送先（原子炉圧力容器）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 台運転で注水
流量 300m3/h 達成可能な揚程を確保可能である。
（47-6-1～5）(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，悪影響防止等について」に示す。
低圧代替注水系（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。

3.4-17

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

低圧代替注水系（常設）は，設計基準事故対処設備の残留熱除去系に対し，多様性，位置的分散を図る設計としている。これらの詳細については，3.4.2.1.3
項に記載の通りである。

3.4-18

3.4.2.2 低圧代替注水系（可搬型）
3.4.2.2.1 設備概要
低圧代替注水系（可搬型）は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（低圧注水モード）の有する発電用原子炉の冷却機能が喪失した場合に，この機能を代替し，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉を冷却することを目的として設置するものである。
本系統は，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），計測制御装置及び，水源である防火水
槽又は海水等，燃料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，残留熱除去系配管，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る。
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，複数の代替淡水源（防火水槽及び淡水貯水池），又は海水を水源として，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冷却する機能を有する。
本系統に関する重大事故等対処設備を表 3.4-9 に，本系統全体の概要図を図 3.4-3に示す。

本系統は，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）3 台により，防火水槽の水を残留熱除去系配管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給できる設計とする。
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。
また，海水を利用する際においては，防潮堤の内側に設置している海水取水箇所（取水路）より，可搬型代替交流電源設備（電源車），移動式変圧器，海水取水ポンプを組み合わせて防火水槽へ補給できる設計とする。
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，位置的分散された複数の異なる面に設置する。

3.4-19図 3.4-3海水

凡例：

3.4-20

可搬型代替注水ポンプ

防火水槽

海水取水
ポンプ

淡水
貯水池
ＭＯ

残留熱除去系
熱交換器（A）

ＭＯ

CSP大容量注水接続口

MUWC接続口（北）

残留熱除去系ポンプ（A）

低圧代替注水系（可搬型）【重大事故等対処設備】

低圧代替注水系（常設）【重大事故等対処設備】

ＭＯ

残留熱除去系
熱交換器（C）

残留熱除去系ポンプ（C）

ＭＯ

ＭＯ

W/W

D/W
W/W

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

残留熱除去系
熱交換器（B）

ＭＯ

ＭＯ

T/B
各負荷へ

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
第二ガスタービン発電機＜常設代替交流電源設備＞

・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 計測設備（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
ポンプ（B）RPV

RPV

復水移送ポンプMUWC可搬式接続口
（東）

復水
貯蔵槽

ＭＯ

ＭＯ

：スパージャ

ＭＯ

低圧代替注水系（可搬型）系統概要図

表 3.4-9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
(水源に関する
流路，電源設備を含む)
流路

防火水槽【常設】
淡水貯水池【常設】復水補給水系・残留熱除去系・給水系
スパージャ【常設】ホース【可搬】

注水先

原子炉圧力容器【常設】

電源設備

―

計測制御設備―※1：水源については「3.13供給設備」で示す。

配管・弁・重大事故等の収束に必要となる水の3.4.2.2.2
主要設備の仕様(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
：ターボ型
容量
：120m3/h/台
吐出圧力：0.85MPa
最高使用圧力：1.74MPa
最高使用温度：40℃
個数：12（6/プラント）（予備 1）
使用場所
：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
原動機出力：110kW
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（設置許可基準規則第 56 条に対する設計方針を示す章）」，計測制御設備については「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。
3.4.2.2.3

低圧代替注水系（可搬型）の多様性，独立性，位置的分散

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，共通要因によって，設計基準事故対処設備の安全機能，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
3.4-21

ために必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，表 3.4-10 で示
す通り，残留熱除去系ポンプ及び低圧代替注水系（常設）である復水移送ポンプと位置的分散を図り，水源及び駆動源についても，多様性を備えた設計とする。
また，残留熱除去系と低圧代替注水系（可搬型）の独立性については，表 3.4-11
で示す通り地震，津波，火災，溢水により同時に故障することを防止するために独立性を確保する設計とする。
さらに，故障の影響を考慮し，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，予備を有する設計とする。
表 3.4-10多様性，位置的分散

設計基準事故対処設備項目

重大事故等対処設備

残留熱除去系（低圧注水モード）

低圧代替注水系（常設）

低圧代替注水系（可搬型）

残留熱除去系ポンプ

復水移送ポンプ

可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)

原子炉建屋
地下 3 階

廃棄物処理建屋
地下 3 階

屋外

サプレッション・チェンバ

復水貯蔵槽

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(及び原子炉補機冷却海水系)

不要(自滑水)不要

常設代替交流電源設備（第一
ガスタービン
可搬型代替交流電源
発電機及び第設備（電源車）二ガスタービン発電機）
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)

―

ポンプ

水源

駆動用空気

駆動電源
非常用ディーゼル
発電機

原子炉建屋
地上 1 階3.4-22

代替淡水源（防火水槽及び淡水貯水池）

海水項目表 3.4-11 設計基準事故対処設備との独立性
設計基準事故対処設備
重大事故等対処設備
残留熱除去系(A)(B)(C)
低圧代替注水系（可搬型）（低圧注水モード）

共 地震
通
要
因
故
津波
障

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低圧代替注水系（可搬型）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。

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低圧代替注水系（可搬型）は，火災が共通要因となり同時に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）。
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低圧代替注水系（可搬型）は，溢水が共通要因となり同時に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

6 号炉及び 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。

3.4-233.4.2.2.4 設置許可基準規則第 43 条への適合状況
3.4.2.2.4.1 設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合状況(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。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
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，6 号炉，7号炉ともに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，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，屋外の環境条件及び荷重条件を考慮し，以下の表 3.4-12 に示す。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の操作は，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）に付属する操作スイッチにより，設置場所から操作可能である。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。竜巻については，保管場所を
荒浜側高台保管場所と大湊側高台保管場所に分散配置する。積雪の影響について
は，適切に除雪する運用とする。
また，降水及び凍結により機能を損なうことのないよう，防水対策が取られた
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を使用し，凍結のおそれがある場合は暖気運転を行い凍結対策とする。
（47-7-1）
表 3.4-12 想定する環境条件及び荷重条件
考慮する外的事象
対応
温度・圧力・湿度・ 設置場所である屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放放射線
射線条件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 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
響及び凍結対策を行える設計とする。
海水を通水する系統 淡水だけでなく海水も使用する（常時海水を通水しない）。
への影響
原子炉圧力容器への注水は，可能な限り淡水源を優先し，海水通水は短期間とすることで，設備への影響を考慮する。
地震
設置場所で想定される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，治具により転倒防止対策を行う。
風（台風）・積雪
設置場所である屋外で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないことを応力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。

3.4-24

(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。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

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を実施し，残留熱除去系洗浄水弁（Ａ）（又は（Ｂ））の全開操作を実施し，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の配備及びホース接続が完了し送水準備が完了した後，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を起動し，残留熱除去系注入弁（Ａ）（又は（Ｂ））を全開とすることで原子炉注水を行う。以上のことから，低圧代替注水系（可搬型）の操作に必要なポンプ及び操作に必要な弁，接続ホースを表 3.4-13 に示す。
このうち各接続口付属の弁（屋外）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，各接続口付属の弁（屋内）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可能である。各接続口エクステンションジョイント付
操作弁（屋外）については，弁は原子炉建屋の二次格納施設外に設置されているが，エクステンションジョイントにより屋外から手動操作で開閉することが可能である。各接続口エクステンションジョイント付操作弁（屋内）について
は，弁は二次格納施設外に設置されているが，エクステンションジョイントに
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可能である。
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 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。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）操作盤の操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・監視性を考慮して確実に操作できる設計とする。
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可能な車輌設計とするとともに，設置場所にて輪留めを用いて固定することで，転倒対策が可能である。
ホースの接続作業にあたっては，特殊は工具，及び技量は必要とせず，簡便なカプラ接続方式並びに一般的な工具を使用することにより，確実に接続が可能である。
（47-7-1～5,47-4-3,4,7,8）

3.4-25

機器名称
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）
各接続口付属の弁（屋外）各接続口付属の弁（屋内）
各接 続口 エクステン シ
ョ ン ジ ョイント 付操 作
弁（屋外）
各 接 続 口エクステン シ
ョ ン ジ ョイント 付操 作
弁（屋内）
ホース

表 3.4-13 操作対象機器
状態の変化
操作方法

操作場所

起動停止

スイッチ操作

屋外設置位置

弁閉→弁開

手動操作

屋外接続口位置

弁閉→弁開

手動操作

屋内接続口位置

弁閉→弁開

手動操作

屋外接続口位置

弁閉→弁開

手動操作

原子炉建屋地上 2 階

ホース接続

人力接続

屋 外 又 は 原 子炉 建
屋内(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。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

低圧代替注水系（可搬型）での可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，表 3.4-14に示すように運転中の機能・性能試験，弁動作試験，また停止中に機能・性能試験，弁動作試験と分解検査，外観検査が可能である。
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，プラ
ント運転中又はプラント停止中に分解又は取替が可能である。
また，プラント運転中，プラント停止中に，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低圧代替注水系（可搬型）の機能・性能及び漏洩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，プラント運転中及びプラント停止中に各接続口の弁開閉試験を実施することで機能・性能が確認可能である。

3.4-26

表 3.4-14
プラント状態
運転中又は停止中

低圧代替注水系（可搬型）の試験及び検査項目
機能・性能試験
弁動作試験
分解検査
外観検査

内容
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の運転性能（吐出圧力，流量）の確認
弁開閉動作の確認
ポンプを分解し，部品の表面状態を，試験及び目視により確認
又は必要に応じて取替
ポンプ外観の確認

運転性能の確認として，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の吐出圧力，流量の確認を行うことが可能である。
消防用ホースの外観検査として，機能・性能に影響を及ぼすおそれのある亀裂，腐食などがないことの確認を行うことが可能である。
（47-5-2～7）(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。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

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，本来の用
途以外の用途には使用しない。
なお，通常時に使用す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低圧代替注水系（可搬型）に系統構成を切り替える場合，切り替え操作としては，各接続口の弁開閉操作，ホース敷設作業，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の移動，設置，起動操作を行うことになる。
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）の移動，設置，起動操作，及び系統の切り替えに必要な弁操作については，図 3.4-4 で示すタイムチャートの通り速やかに切り替えることが可能である。

3.4-27

図 3.4-4 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水（残留熱除去系(B)注入配管使用）のタイムチャート＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての 1.4 で示すタイムチャート(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，悪影響防止等について」に示す。
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，通常時は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。
また，低圧代替注水系（可搬型）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。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，設置場所において転倒しないことを確認することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

(6) 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。

3.4-28

(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
低圧代替注水系（可搬型）の系統構成に操作が必要な機器の設置場所，操作
場所を表 3.4-15 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），各接続口付属の弁（屋外），各接続口エクステンションジョイント付操作
弁（屋外），ホースは，屋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おそれが少ないため操作が可能である。各接続口エクステンションジョ
イント付操作弁（屋内）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，適切な放射線対策に基づき作業安全確保を確認した上で作業を実施する。

機器名称
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）
各接続口付属の弁（屋外）各接続口付属の弁（屋内）
各 接 続 口エクステン シ
ョ ン ジ ョイント 付操 作
弁（屋外）
各 接 続 口エクステン シ
ョ ン ジ ョイント 付操 作
弁（屋内）
ホース

表 3.4-15 操作対象機器
設置場所

操作場所

屋外設置位置屋外設置位置屋外接続口位置

屋外接続口位置

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

原子炉建屋地上 2 階

原子炉建屋地上 2 階

屋外又は原子炉建屋内

屋外又は原子炉建屋内

3.4-29

3.4.2.2.4.2 設置許可基準規則第 43 条第 3 項への適合状況(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 3 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に加え，十分に余裕のある容量を有するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
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，原子炉冷却材圧力バウンダリが低圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するために必要な注水流量を有する設計とする。
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 8 時間後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，原子炉圧力容器に注水する場合の水源（防火水槽）と移送先（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 達成可能な揚程を確保可能である。
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３台使用する。保有数は１基あたり２セットで６号炉及び７号炉を合わせて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１３台を分散して保管する。
（47-6-6～10）(2) 確実な接続（設置許可基準規則第 43 条第 3 項二）(ⅰ) 要求事項
常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。）と接続するものにあっては，当該常設設備と容易かつ確実に接続することができ，かつ，二以上の系統又は発電用原子炉施設が相互に使用することができるよう，接続部の規格の統一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，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

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
所は，格納容器下部注水系，燃料プール代替注水系，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カプラ接続にすることに加え，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
3.4-30で確実に接続ができる設計とする。また，6 号炉及び 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方式であるカプラ接続にすることに加え，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続ができる設計とする。
（47-7-1）(3) 複数の接続口（設置許可基準規則第 43 条第 3 項三）(ⅰ) 要求事項
常設設備と接続するものにあっては，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外か
ら水又は電力を供給するものに限る。）の接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設けるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。
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
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繋がる「接続口（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繋がる「接続口（屋内ホース）」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繋がる「接続口（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繋がる「接続口（屋内ホース）」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設計とする。
（47-7-1～5）(4) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項四）(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可搬型重大事故等対処設備を設置場所に据え付け，及び常設設備と接続することができるよう，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。

3.4-31

(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
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，炉心損傷後の格納容器ベントを実施していない状況で屋外で使用する設備であり，想定される重大事故等が発生した場合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，線量を測定し線量が低い位置に配置することにより，これら設備の設
置及び常設設備との接続が可能である。また，現場での接続作業にあたっては，
簡便なカプラ接続による接続方式により，確実に速やかに接続が可能である。
（47-7-1）(5) 保管場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項五）(ⅰ) 要求事項
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，悪影響防止等について」に示す。
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保管場所及び大湊側高台保管場所に分散して配置する設計とする。
（47-8-1,2）(6) アクセスルートの確保（許可基準規則第 43 条第 3 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，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，工場等内の道路及び通路が確保できるよう，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，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

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。
（47-9-1,2）
3.4-32

(7)設計基準事故対処設備及び常設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）(ⅰ) 要求事項
重大事故防止設備のうち可搬型のものは，共通要因によって，設計基準事故
対処設備の安全機能，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
重大事故防止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，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に示す。

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」

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 項に記載の通りである。

3.4-333.4.3

重大事故等対処設備（設計基準拡張）

3.4.3.1

残留熱除去系（低圧注水モード）

3.4.3.1.1 設備概要
残留熱除去系（低圧注水モード）は，非常用炉心冷却系の１つである。非常用炉
心冷却系は，冷却材喪失事故時に燃料被覆管の重大な損傷を防止し，ジルコニウム－水反応を極力抑え，崩壊熱を長期にわたって除去する機能を持ち，低圧注水系，
高圧炉心注水系，原子炉隔離時冷却系及び自動減圧系で構成する。
残留熱除去系（低圧注水モード）は，電動ポンプ３台，配管，弁類及び計測制御装置からなり，冷却材喪失事故時には，高圧炉心注水系，原子炉隔離時冷却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，３台の残留熱除去系（低圧注水モード）ポンプごとに別々のループとなっており，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，サプレ
ッション・チェンバのプール水を原子炉圧力容器内（炉心シュラウド外）に注水し，炉心を冷却する。
本系統の系統概要図を図 3.4-5 に，重大事故等対処設備（設計基準拡張）一覧を
表 3.4-16 に示す。
本系統は設計基準対象施設であるが，想定される重大事故等時においてその機能を期待するため，重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置付ける。

3.4-34図 3.4-5

残留熱除去系（低圧注水モード）

3.4-35

系統概要図

表 3.4-16

残留熱除去系（低圧注水モード）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（低圧注水モード）ポンプ【常設】
附属設備
－
※1
電源設備
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】※2計装設備
原子炉水位（ＳＡ）【常設】
残留熱除去系系統流量【常設】※1：電源設備については「3.14 電源設備」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 計測設備」で示す。

3.4-36

3.4.3.1.2 主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
（１）残留熱除去系（低圧注水モード）ポンプ
容量：約 950m3/h/台
全揚程：約 130m個数：3取付箇所：原子炉建屋地下 3 階

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（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）」，計測制御設備については「3.15 計測設備（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。

3.4-37

3.4.3.1.3 設置許可基準規則第 43 条への適合状況
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
合と同様の系統構成で重大事故等においても使用するため，他の施設に悪影響を及ぼさない設計である。
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。
残留熱除去系（低圧注水モード）ポンプについては，設計基準事故時の非常用炉心冷却機能を兼用しており，設計基準事故時に使用する場合の容量が，重大事故等の収束に必要な容量に対して十分である。
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
残留熱除去系（低圧注水モード）ポンプについては，二次格納施設内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が発生した場合における二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ることができるよう，表3.4-17 に示す設計である。
表 3.4-17
環境条件等
温度・圧力・湿度・放射線
屋外の天候による影響
海水を通水する系統への影響
地震

風（台風）・積雪
電磁的障害

想定する環境条件及び荷重条件
対応
設置場所である二次格納施設内で想定される温度，圧力，
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。
屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
海水を通水しない。
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）。
二次格納施設内に設置するため，風（台風）及び積雪の影
響は受けない。
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。

また，残留熱除去系（低圧注水モード）は中央制御室にて操作可能な設計とする。
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
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。また，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機能・性能検査を，また停止中に分解検査を実施可能な設計である。
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
3.4-38

3.4.3.2

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）

3.4.3.2.1 設備概要
残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）は，３ループから構成され，熱交換器
３基，電動ポンプ３台，配管，弁類及び計測制御装置からなり，原子炉停止後，炉心崩壊熱及び原子炉圧力容器，配管，冷却材中の残留熱を除去して，原子炉を冷却するためのものである。
炉心崩壊熱及び残留熱は，原子炉停止後には復水器等により冷却され，冷却材温
度が十分下がった後は，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）によって冷却される。
本系統の系統概要図を図 3.4-6 に，重大事故等対処設備（設計基準拡張）一覧を
表 3.4-18 に示す。
本系統は設計基準対象施設であるとともに，想定される重大事故等時においてその機能を期待するため，重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置付ける。

3.4-39図 3.4-6

残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）

3.4-40系統概要図

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 熱交換器【常設】
附属設備
－
※1
電源設備
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】※2計装設備
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：単線結線図を補足説明資料 47-2 に示す。
電源設備については「3.14 電源設備」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 計測設備」で示す。

3.4-41

3.4.3.2.2 主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
（１）残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）ポンプ
容量：約 950m3/h/台
全揚程：約 130m台数：3
取付箇所：原子炉建屋地下 3 階（２）残留熱除去系 熱交換器
基数
：3
伝熱容量
：約 8.1 MW/基（海水温度 30℃において）

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（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）」，計測制御設備については「3.15 計測設備（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。

3.4-42

3.4.3.2.3 設置許可基準規則第 43 条への適合状況
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様の系統構成で重大事故等においても使用するため，他の施設に悪影響を及ぼさない設計である。
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。
熱交換器及びポンプについては，設計基準事故時に使用する場合の容量が，重大事
故等の収束に必要な容量に対して十分である。
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
熱交換器及びポンプについては，二次格納施設内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が発生した場合における二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ることができるよう，表 3.4-19 に示す設計である。
表 3.4-19
環境条件等
温度・圧力・湿度・放射線
屋外の天候による影響
海水を通水する系統への影響
地震

風（台風）・積雪
電磁的障害

想定する環境条件及び荷重条件
対応
設置場所である二次格納施設内で想定される温度，圧力，
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。
屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
海水を通水しない。
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）。
二次格納施設内に設置するため，風（台風）及び積雪の影
響は受けない。
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。

また，残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード）は中央制御室にて操作可能な設計である。
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
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）ポンプについては，発電用原子炉の運転中に機能・性能検査を，また停止中に分解検査を実施可能な設計である。
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
3.4-43

3.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備【48 条】【設置許可基準規則】（最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備）
第四十八条 発電用原子炉施設には，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において炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損（炉心の著しい損傷が発生する前に生ずるものに限る。）を防止するため，最終ヒートシンクへ熱を輸送するために必要な設備を設けなければならない。
（解釈）
１ 第４８条に規定する「最終ヒートシンクへ熱を輸送するために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
ａ）炉心の著しい損傷等を防止するため，重大事故防止設備を整備すること。
ｂ）重大事故防止設備は，設計基準事故対処設備に対して，多重性又は多様性及び独立性を有し，位置的分散を図ること。
ｃ）取水機能の喪失により最終ヒートシンクが喪失することを想定した上で，BWR に
おいては，サプレッションプールへの熱の蓄積により，原子炉冷却機能が確保できる一定の期間内に，十分な余裕を持って所内車載代替の最終ヒートシンクシス
テム（UHSS）の繋ぎ込み及び最終的な熱の逃がし場への熱の輸送ができること。
加えて，残留熱除去系（RHR）の使用が不可能な場合について考慮すること。
また，PWR においては，タービン動補助給水ポンプ及び主蒸気逃がし弁による２次冷却系からの除熱により，最終的な熱の逃がし場への熱の輸送ができること。
ｄ）格納容器圧力逃がし装置を整備する場合は，本規程第５０条１ｂに準ずること。
また，その使用に際しては，敷地境界での線量評価を行うこと。

3.5-1

3.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
3.5.1 設置許可基準規則第 48 条への適合方針
設計基準事故対処設備が有する最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合においても，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の重大事故防止設備として，代替原子炉補機冷却系，格納容器圧力逃がし装置，代替
格納容器圧力逃がし装置，及び耐圧強化ベント系を設ける。
（1）代替原子炉補機冷却系の設置（設置許可基準規則解釈の第 1 項ａ），ｂ），ｃ））
設計基準事故対処設備が有する最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合においても，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，代替原子炉補機冷却系を設ける。
代替原子炉補機冷却系は，津波の影響を受けない高台に配備した可搬型の熱交換器ユニット，代替原子炉補機冷却海水ポンプ等で構成する。
また，サプレッション・チェンバへの熱の蓄積により，原子炉冷却機能が確保できる一定の期間内に系統へ繋ぎ込み，最終的な熱の逃がし場へ熱の輸送ができる設計とする。
代替原子炉補機冷却系の設計基準事故対処設備に対する多重性又は多様性
及び独立性，位置的分散については 3.5.2.1.3 項に詳細を示す。
（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（設置許可基
準規則解釈の第 1 項ａ），ｂ），ｃ），ｄ））
炉心の著しい損傷等を防止するため，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設置する。
当該設備は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプレイ
冷却モード）に対する多重性又は多様性及び独立性，位置的分散を図った設計とする。（格納容器圧力逃がし装置の多重性又は多様性及び独立性，位置的分散については 3.5.2.2.2 項に詳細を示し，代替格納容器圧力逃がし装置の多重性又は多様性及び独立性，位置的分散については 3.5.2.3.2 項に詳細を示す）
当該設備は残留熱除去系が使用不可能な場合に使用する設計とする。
また，当該設備は設置許可基準規則第５０条１ｂの要求を満たすものとする。
（設置許可基準規則第５０条に対する適合方針に関しては，「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）」に示す。）
当該設備を使用してベントを実施した場合に放出される想定放射性物質の放出量に対して，予め敷地境界での線量評価を行うこととする。また，敷地境界を含む原子力発電所周辺の放射性物質の濃度及び放射線量を監視，測定する設備を設けるものとする。（発電所敷地境界での線量監視設備に関しては，「3.17 監視測定設備（設置許可基準規則第 60 条に対する設計方針を示す章）」に示す。）
なお，代替原子炉補機冷却系に加えて，格納容器圧力逃がし装置又は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 48 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。
3.5-2

（3）耐圧強化ベント系の設置（設置許可基準規則解釈の第 1 項ａ），ｂ），ｃ），ｄ））
炉心の著しい損傷等を防止するため，耐圧強化ベント系を設置する。
当該設備は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプレイ
冷却モード）に対する多重性又は多様性及び独立性，位置的分散を図った設計とする。（耐圧強化ベント系の設計基準事故対処設備に対する多重性又は多様性及び独立性，位置的分散については3.5.2.4.2項に詳細を示す。）
当該設備は残留熱除去系が使用不可能な場合に使用する設計とする。
当該設備を使用してベントを実施した場合に放出される想定放射性物質の放出量に対して，予め敷地境界での線量評価を行うこととする。また，実際に重大事故等が発生した場合に，敷地境界を含む原子力発電所周辺の放射性物質の濃度及び放射線量を監視，測定する設備を設けるものとする。（発電所敷地
境界での線量監視設備に関しては，「3.17 監視測定設備（設置許可基準規則
第 60 条に対する設計方針を示す章）」に示す。）
また，炉心損傷後に代替循環冷却系を長期使用した場合に，原子炉格納容器内で発生する水素及び酸素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ためにも使用する。（本運用については，「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（設置許可基準規則第 52 条に対する設計方針を示す章）」に示す。）
また，当該設備については以下の通り，設置許可基準規則解釈の第５０項１ｂに準ずる設計とする。
ⅰ）当該設備は炉心損傷前に使用するものであるため，ベントガスに含まれる放射性物質量は微量である。また，当該設備を使用してベントを実施した場
合に放出される想定放射性物質の放出量に対して敷地境界での線量評価を行った結果，敷地境界での線量は基準を満たしている。なお，炉心損傷後に代替循環冷却系を長期使用した場合に，原子炉格納容器内の雰囲気ガスを排気するために使用する際には，原則としてサプレッション・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とすることにより，排気中に含まれる放射性物質を低減することとする。
ⅱ）当該設備は炉心損傷前に使用するものであり，ベントガスに含まれる可燃性ガスは微量であることからベント中に可燃域に達することはない。
ただし，炉心損傷後に代替循環冷却系を長期使用した場合に，原子炉格納容器内の雰囲気ガスを排気するために使用する際には，ベントガスには可燃性ガスが含まれることから，系統待機中に原子炉格納容器から耐圧強化ベン
ト弁までの配管については，系統内を窒素置換しておく運用とする。また，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ない設計とする。
ⅲ）当該設備を使用する際に流路となる不活性ガス系，耐圧強化ベント系，及び非常用ガス処理系の配管等は，他号炉とは共用しない。また，当該系統と他の系統・機器は通常時閉の弁にて確実に隔離することにより，他の系統・
3.5-3

機器に悪影響を及ぼさない設計とする。
ⅳ）重大事故等対策の有効性評価において，耐圧強化ベント系を使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。仮に格納容器スプレイを行う場合においても，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合は格納容器スプレイを停止する運用とする。
ⅴ）当該設備を使用する際に操作が必要な隔離弁については，エクステンショ
ンジョイントにより人力で容易かつ確実に開閉操作可能な設計とする。
ⅵ）当該設備を使用する際に操作が必要な隔離弁のエクステンションジョイン
トを介した操作エリアは原子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考慮する設計とする。
ⅶ）当該設備を使用する際に流路となる配管については，ラプチャーディスクを設置しない設計とする。
ⅷ）当該設備と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ルに設けるものとし，いずれからも排気操作を実施することができるよう設計する。
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
ヤフラムフロア面からの高さを確保すること，及び有効炉心頂部よりも高い
位置に接続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設計とする。
ⅸ）当該設備を使用する際に流路となる配管については，フィルタ装置等を設
置しない設計とする。

その他，設計基準対処施設であるが，想定される重大事故時等においてその機能を期待するため，以下の設備を重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置付ける。
（4）残留熱除去系
残留熱除去系は，通常の原子炉停止時及び原子炉隔離時の崩壊熱及び残留熱の除去，原子炉冷却材喪失時の炉心冷却等を目的とし設置される設備であり，想定される重大事故等時においては，弁の切り替え操作によって以下の３モードを使用する。
ａ．原子炉停止時冷却モード
ｂ．格納容器スプレイ冷却モード
ｃ．サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード
原子炉停止時冷却モードについては，
「3.4
3.5-4

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（設置許可基準規則第 47 条に対する設計方針を示す章）」，格納容器スプレイ冷却モード及びサプレッション・チ
ェンバ・プール水冷却モードについては，「3.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備（設置許可基準規則第 49 条に対する設計方針を示す章）」で示す。
（5）原子炉補機冷却系
原子炉補機冷却系は，原子炉設備の非常用機器及び常用機器で発生する熱を冷却除去するために設けるものである。本系統は，想定される重大事故等時においても，非常用機器，残留熱除去機器等の冷却を行うための機能を期待する。
なお，設計基準事故対処設備が有する最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するための自主対策設備として，以下を整備する。
（6）代替原子炉補機冷却海水ポンプによる残留熱除去系除熱手段の整備
代替原子炉補機冷却海水ポンプによる残留熱除去系除熱手段は，代替原子炉補機冷却系熱交換器ユニットが機能喪失した際に，代替原子炉補機冷却海水ポンプにより，外部接続口を通じて海水を原子炉補機冷却系に注水し，残留熱除去系熱交換器の冷却を行うものであり，残留熱除去系を海水で直接冷却して除熱する手段を確保する。

3.5-5

3.5.2 重大事故等対処設備
3.5.2.1 代替原子炉補機冷却系
3.5.2.1.1 設備概要
代替原子炉補機冷却系は，原子炉補機冷却系の有する最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能が喪失した場合に，この機能を代替するため，原子炉圧力容器及び原子炉格
納容器からの除熱を行うことを目的として設置するものである。
本系統は，可搬型の熱交換器ユニットを用いて原子炉及び原子炉格納容器からの除熱を行うものであり，除熱を行うための熱交換器及び代替原子炉補機冷却水系ポンプを搭載した可搬型の「熱交換器ユニット」，海水を取水するための「代替原子炉補機
冷却海水ポンプ」で構成する。
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２基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。
代替原子炉補機冷却海水ポンプは，海水を水源とし，熱交換器ユニットの熱交換器に送水し，冷却後の排水は海に戻す構成とする。また，代替原子炉補機冷却海水ポン
プ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。
熱交換器ユニットと代替原子炉補機冷却海水ポンプを含む海水側配管は，専用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，専用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。
代替原子炉補機冷却系の全体構成としては，熱交換器ユニットの代替原子炉補機冷却水ポンプにより，代替原子炉補機冷却海水ポンプで除熱された水を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。
熱交換した後の排水は，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。代替原子炉補機冷却系は，上記を繰り返し循環することで除熱する系統構成とする。
本系統全体の概要図を図 3.5-1 に，本系統に属する重大事故等対処設備を表 3.5-1に示す。
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現場に搬入された代替原子炉
補機冷却海水ポンプの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。

3.5-6

図 3.5-1

代替原子炉補機冷却系 系統概要図（Ａ号機の例（Ｂ号機も同様））

3.5-7・ 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 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

表 3.5-1
設備区分
主要設備

代替原子炉補機冷却系に関する重大事故等対処設備一覧
設備名
熱交換器ユニット【可搬】
代替原子炉補機冷却海水ポンプ【可搬】
代替原子炉補機冷却海水ストレーナ【可搬】
－

附属設備
水源
（水源に関する
流路，電源設備を含む）
流路
原子炉補機冷却系 配管・弁・サージタンク【常設】残留熱除去系 熱交換器【常設】ホース【可搬】
海水貯留堰
スクリーン室
取水路
注水先
－
※1
電源設備
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】※2
計装設備
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】※1：単線結線図を補足説明資料 48-2 に示す。
電源設備については「3.14 電源設備」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 計測設備」で示す。

3.5-8

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。

3.5.2.1.2 主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
（１）熱交換器ユニット（6 号及び 7 号炉共用）
容量
最高使用圧力最高使用温度
使用箇所
保管場所
個数

：23.0 MW/式
（海水温度 30℃において）：淡水側 1.37MPa／海水側 0.6MPa
淡水側 1.37MPa／海水側 1.4MPa：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℃：屋外：荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所：3※1
1※1※1 6 号及び 7 号炉の必要数はそれぞれ
1（予備 1）とする。

代替原子炉補機冷却水ポンプ
容量：300 m3/h/台
600 m3/h/台
揚程：75m
最高使用圧力：1.37MPa
最高使用温度：70℃
原動機出力：110kW
200kW
個数
：2
1
熱交換器
伝熱面積

：

個数

：1

m2/式
m2/式

（３）代替原子炉補機冷却海水ポンプ（6 号及び 7 号炉共用）
種類
：うず巻形
容量
：420m3/h/台
揚程：35m
最高使用圧力：0.5MPa
最高使用温度
：40℃
原動機出力
：75kW
個数
：2（予備 2）
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
3.5-9

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）」，計測制御設備については「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。

3.5-103.5.2.1.3 多重性又は多様性，独立性，及び位置的分散の確保
代替原子炉補機冷却系は，設計基準事故対処設備である原子炉補機冷却系と同時にその機能が損なわれるおそれがないよう，表 3.5-2 で示す通り多様性，位置的分散を図った設計とする。ポンプについては，代替原子炉補機冷却海水ポンプと熱交換器ユニットの代替原子炉補機冷却水ポンプを原子炉補機冷却系海水ポン
プ，原子炉補機冷却系中間ループ循環ポンプと位置的分散された荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所に保管し，設置位置についても原子炉補機冷却系海水ポンプ，原子炉補機冷却系中間ループ循環ポンプと位置的分散された屋外に配置する設計とする。電源については設計基準事故対処設備と独立した可搬型代替
交流電源設備（電源車）にて単独の系統を構成することで，原子炉補機冷却海水
ポンプ，原子炉補機冷却ポンプの電源（非常用ディーゼル発電機）と同時に機能喪失しない設計とする。
原子炉補機冷却系と代替原子炉補機冷却系の独立性については，表 3.5-3 で示
す通り地震，津波，火災，溢水により同時に故障することを防止するために独立性を確保する設計とする。
なお，静的機器の故障が系統機能喪失確率に与える影響は軽微であることから，静的機器である原子炉補機冷却系の配管については，設計基準事故対処設備と重大事故等対処設備とで兼用している。また，動的機器である弁については，設計基準対象施設と重大事故等対処設備とで兼用しているが，定期的な点検等により健全性を確認するとともに，異なる電源を供給する設計とすること，また，必要に応じて現場での手動操作も可能な設計とすることで駆動源の多様化を図ってい
る。

項目
ポンプ

水源
駆動用空気
潤滑油
冷却水
駆動電源

表 3.5-2 多様性又は多重性，位置的分散
設計基準事故対処設備
重大事故防止設備
原子炉補機冷却系
代替原子炉補機冷却系
原子炉補機冷却系中間ループ 代替原子炉補機冷却海水ポンプ
循環ポンプ
熱交換器ユニット(代替原子炉補機冷原子炉補機冷却系海水ポンプ
却水ポンプ)
タービン建屋地下 1 階
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
海水
海水（左記と取水位置が異なる）
不要
不要
不要(内包油)不要
不要
不要
非常用ディーゼル発電機
可搬型代替交流電源設備（電源車）
原子炉建屋地上 1 階
屋外

3.5-11

項目
共 地震
通
要
因
故 津波
障

火災

溢水

表 3.5-3 設計基準事故対処設備との独立性
設計基準事故対処設備
重大事故防止設備
原子炉補機冷却系
代替原子炉補機冷却系
設計基準事故対処設備の原子炉補機冷却系は耐震Ｓクラス設計とし，重大事故防止設備である代替原子炉補機冷却系は基準地震
動 Ss で機能維持できる設計とすることで，基準地震動 Ss が共通要因となり故障することのない設計とする。
設計基準事故対処設備を設置する 6 号炉及び 7 号炉のタービン建屋と，重大事故防止設備を保管する高台は，共に基準津波が到達しない位置とすることで，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原子炉補機冷却系と，重大事故防止設備である代替原子炉補機冷却系は，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）。
設計基準事故対処設備の原子炉補機冷却系と，重大事故防止設備である代替原子炉補機冷却系は，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）。

3.5-12

3.5.2.1.4 設置許可基準規則第 43 条への適合状況
3.5.2.1.4.1 設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合状況(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。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び代替原子炉補機冷却海水ポンプは，可搬型で屋外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た場合における屋外の環境条件及び荷重条件を考慮し，以下の表 3.5-4 のとおりの設計とする。
また，降水及び凍結により機能を損なわないよう防水対策を行うと共に，凍結評価により凍結しないことを確認する。更に，常時海水を通水する熱交換器
ユニット内の一部，及び代替原子炉補機冷却海水ポンプは，耐腐食材料を使用
し，ストレーナを設置することで異物の流入を防止する設計とする。
（48-8-2）
表 3.5-4
環境条件等
温度・圧力・湿度・放射線
屋外の天候による影響
海水を通水する系統への影響
地震

風（台風）・積雪
電磁的障害

想定する環境条件及び荷重条件
対応
設置場所である屋外で想定される温度，圧力，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。
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。
海水を通水する機器については海水の影響を考慮した設計とする。
設置場所で想定される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，治具により転倒防止対策を行う。（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す）。
設置場所である屋外で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないことを応力評価により確認する。
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。

(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。

3.5-13

(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
代替原子炉補機冷系の熱交換器ユニット及び代替原子炉補機冷却海水ポン
プは，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可能である。また，熱交換器ユニットに関しては必要に応じて治具により設置場所であるタービン建屋脇にて転倒防止を行い，代替原子炉補機冷却海水ポンプに関しては，専用治具を用いて確実に設置可能とする。
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
ユニット及び代替原子炉補機冷却海水ポンプの操作を行う。操作盤の操作器，表示器は，誤操作防止のために名称が明記することで操作者の操作及び監視性を考慮しており，かつ十分な操作空間を確保し容易に操作可能とする。
その他操作が必要な電動弁である残留熱除去系熱交換器（A 又は B）冷却水
出口弁，常用冷却水供給側分離弁（A 又は B），常用冷却水戻り側分離弁（A 又は B）については，中央制御室でのスイッチ操作より，遠隔で弁を開閉することが可能な設計とする。表 3.5-5 に操作対象機器の操作場所を示す。
（48-4-2～21,48-8-2）
表 3.5-5

操作対象機器

機器名称
熱交換器ユニット

状態の変化
起動停止

操作場所
タービン建屋脇

操作方法
スイッチ操作

代替原子炉補機冷却水ポンプ
代替原子炉補機冷却海水ポンプ
代替冷却水供給止め弁(A)代替冷却水戻り止め弁(A)代替冷却系供給ライン西側接続
口隔離弁(A)（6 号炉のみ）
代替冷却系戻りライン西側接続
口隔離弁(A)（6 号炉のみ）
代替原子炉補機冷却系ユニット
出口流量調整弁
残留熱除去系熱交換器(A)
冷却水出口弁

起動停止
起動停止
弁閉→弁開
弁閉→弁開
弁閉→弁開

タービン建屋脇
タービン建屋脇
タービン建屋地上 1 階
タービン建屋地上 1 階
タービン建屋地上 1 階

スイッチ操作
スイッチ操作
手動操作
手動操作
手動操作

弁閉→弁開

タービン建屋地上 1 階

手動操作

弁閉→弁開

熱交換器ユニット内

手動操作

弁閉→弁開

中央制御室

スイッチ操作常用冷却水供給側分離弁(A)

弁開→弁閉

中央制御室

スイッチ操作常用冷却水戻り側分離弁(A)

弁開→弁閉

中央制御室

スイッチ操作

原子炉建屋地上 1 階

手動操作

原子炉建屋地上中 3 階（6 号炉）
原子炉建屋地上中 4 階（7 号炉）
原子炉建屋地上中 3 階

手動操作

可燃性ガス濃度制御系室空調機 弁開→弁閉(A)出口弁
格納容器雰囲気モニタラック(A) 弁開→弁調整開出口弁

格納容器内雰囲気モニタ系(A)室 弁開→弁調整開空調機冷却水出口弁（6 号炉のみ）

3.5-14手動操作（次頁へ続く）機器名称
燃料プール冷却浄化系ポンプ室
空調機(A)出口弁
燃料プール冷却浄化系熱交換器(A)出口弁
燃料プール冷却浄化系ポンプ(A)軸受冷却器冷却水出口弁（6 号炉のみ）
非常用ガス処理系室(A)空調機冷
却水出口弁
残留熱除去系ポンプ室空調機(A)
出口弁
残留熱除去系ポンプ(A)冷却水出口弁
残留熱除去系ポンプ(A)メカニカ
ルシール冷却器冷却水出口弁（6 号炉のみ）
サプレッションプール浄化系ポンプ室空調機出口弁
サプレッションプール浄化系ポンプ軸受冷却器冷却水出口弁（6 号炉のみ）
原子炉隔離時冷却系ポンプ室空調機出口弁
原子炉補機冷却水系ポンプ(A)
吸込弁
原子炉補機冷却水系ポンプ(D)
吸込弁
換気空調補機非常用冷却水系冷凍機(A)冷却水温度調節弁後弁
換気空調補機非常用冷却水系冷凍機(C)冷却水温度調節弁後弁
原子炉補機冷却海水ポンプ(A)
電動機軸受出口弁（7 号炉のみ）
原子炉補機冷却海水ポンプ(D)
電動機軸受出口弁（7 号炉のみ）
サージタンク(A)換気空調補機
非常用冷却水系側出口弁
代替冷却水供給第二止め弁(B)

状態の変化
弁開→弁調整開

操作場所
原子炉建屋地上 2 階

操作方法
手動操作

弁開→弁調整開

原子炉建屋地上 2 階

手動操作

弁開→弁調整開

原子炉建屋地上 2 階

手動操作

弁開→弁閉

原子炉建屋地上 3 階

手動操作

弁開→弁調整開

原子炉建屋地下 3 階

手動操作

弁開→弁調整開

原子炉建屋地下 3 階

手動操作

弁開→弁調整開

原子炉建屋地下 3 階

手動操作

弁開→弁閉

原子炉建屋地下 3 階

手動操作

弁開→弁閉

原子炉建屋地下 3 階

手動操作

弁開→弁閉

原子炉建屋地下 3 階

手動操作

弁開→弁閉

タービン建屋地下 1 階

手動操作

弁開→弁閉

タービン建屋地下 1 階

手動操作

弁開→弁閉

手動操作

弁開→弁閉

コントロール建屋
地下 2 階コントロール建屋
地下 2 階
タービン建屋地下 1 階

弁開→弁閉

タービン建屋地下 1 階

手動操作

弁開→弁閉
弁閉→弁開

原子炉建屋地上 4 階（6 号炉） 手動操作
原子炉建屋地上 2 階（7 号炉）
タービン建屋地上 1 階
手動操作

代替冷却水戻り第二止め弁(B)弁閉→弁開タービン建屋地上 1 階

手動操作

残留熱除去系熱交換器(B)冷却水 弁閉→弁開
出口弁
常用冷却水供給側分離弁(B)
弁開→弁閉

中央制御室

スイッチ操作

中央制御室

スイッチ操作常用冷却水戻り側分離弁(B)
可燃性ガス濃度制御系室空調機(B)出口弁中央制御室
スイッチ操作
原子炉建屋地下 1 階（6 号炉） 手動操作
原子炉建屋地上 1 階（7 号炉）

弁開→弁閉

弁開→弁閉
弁開→弁閉

手動操作
手動操作

（次頁へ続く）3.5-15

機器名称
格納容器内雰囲気モニタ系
ラック(B)出口弁
燃料プール冷却浄化系ポンプ室
空調機(B)出口弁
燃料プール冷却浄化系熱交換器(B)出口弁
燃料プール冷却浄化系ポンプ(B)軸受冷却器冷却水出口弁（6 号炉のみ）
非常用ガス処理系室空調機(B)
出口弁
残留熱除去系ポンプ室空調機(B)
出口弁
高圧炉心注水系ポンプ(B)冷却器
冷却水出口弁
高圧炉心注水系ポンプ室空調機(B)出口弁
原子炉補機冷却水系ポンプ(B)
吸込弁
原子炉補機冷却水系ポンプ(E)
吸込弁
原子炉補機冷却海水ポンプ(B)
電動機軸受出口弁（7 号炉のみ）
原子炉補機冷却海水ポンプ(E)
電動機軸受出口弁（7 号炉のみ）
換気空調補機非常用冷却水系
冷凍機(B)冷却水温度調節弁後弁
換気空調補機非常用冷却水系
冷凍機(D)冷却水温度調節弁後弁
格納容器内雰囲気モニタ系(B)室
空調機冷却水出口弁（6 号炉のみ）
残留熱除去系ポンプ(B)
モータ軸受冷却器冷却水出口弁（6 号炉のみ）
残留熱除去系ポンプ(B)
メカニカルシール冷却器
冷却水出口弁
高圧炉心注水系ポンプ(B)
メカニカルシール冷却器
冷却水出口弁（6 号炉のみ）

状態の変化
弁開→弁調整開

操作場所
操作方法
原子炉建屋地上 3 階（6 号炉）
原子炉建屋地上中 4 階
手動操作（7 号炉）

弁開→弁調整開

原子炉建屋地上 2 階

手動操作

弁開→弁調整開

原子炉建屋地上 2 階

手動操作

弁開→弁調整開

原子炉建屋地上 2 階

手動操作

弁開→弁閉

原子炉建屋地上 3 階

手動操作

弁開→弁調整開

原子炉建屋地下 3 階

手動操作

弁開→弁閉

原子炉建屋地下 3 階

手動操作

弁開→弁閉

原子炉建屋地下 3 階

手動操作

弁開→弁閉

タービン建屋地下 1 階

手動操作

弁開→弁閉

タービン建屋地下 1 階

手動操作

弁開→弁閉

タービン建屋地下 1 階

手動操作

弁開→弁閉

タービン建屋地下 1 階

手動操作

弁開→弁閉
弁開→弁閉

コントロール建屋
地下 2 階コントロール建屋
地下 2 階

手動操作
手動操作

弁開→弁調整開

原子炉建屋地上 3 階

手動操作

弁開→弁調整開

原子炉建屋地下 3 階

手動操作

弁開→弁調整開

原子炉建屋地下 3 階

手動操作

弁開→弁閉

原子炉建屋地下 3 階

手動操作

サージタンク(B)換気空調補機非弁開→弁閉
常用冷却水系側出口弁

原子炉建屋地上 4 階（6 号炉）
原子炉建屋地上 2 階（7 号炉）

手動操作

3.5-16

(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。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
代替原子炉補機冷系は，表 3.5-6 に示すように停止中に，各機器の機能・性能試験，分解検査及び外観検査が可能であり，運転中には代替原子炉補機冷却水ポンプと弁の動作確認を可能な設計とする。
停止中の試験・検査として，熱交換器ユニットのうち，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験及び目視により確認する
分解検査が可能な設計とする。代替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が可能である。代替原子炉補機冷却海水ポンプは，
ストレーナ及びケーシングを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より確認する分解検査が可能な設計とする。
運転中の試験・検査として，代替原子炉補機冷却海水ポンプ，系統を構成す
る弁は，単体で動作確認可能な設計とする。
運転性能の確認として，熱交換器ユニット及び代替原子炉補機冷却海水ポン
プの流量，系統（ポンプ廻り）の振動，異音，異臭及び漏洩の確認を行う。
（48-6-2～10）
表 3.5-6 代替原子炉補機冷却系の試験・検査
プラント状態項目内容
運転中
機能・性能試験
運転性能，漏洩の確認
弁動作試験
弁開閉動作の確認
停止中
機能・性能試験
運転性能，漏洩の確認
弁動作試験
弁開閉動作の確認
分解検査
ポンプ部品の表面状態を，試験及び目視により確認
外観検査
ポンプ外観の確認(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。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

3.5-17代替原子炉補機冷系の熱交換器ユニット及び代替原子炉補機冷却系海水ポ
ンプは，本来の用途以外の用途には使用しない。なお，原子炉補機冷却系から代替原子炉補機冷却系に切り替えるために必要な操作弁については，原子炉補機冷却系ポンプ吸込弁を閉操作，代替原子炉補機冷却系熱交換器ユニットの接続ラインの代替冷却水戻り止め弁と代替原子炉補機冷却系ユニット出口流量調整弁を開操作し，残留熱除去系熱交換器冷却水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，現場での手動ハンドル操作も可能な設計とし，容易に操作可能とする。
これにより図 3.5-2 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る。
（48-4-2～21,48-8-2,48-5-2～5）

経過時間（時間）
1

手順の項目

2

3

4

5

6

7

8

9

10

備考

7時間 代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保要員（数）
通信手段確保，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

移動，電源確保

代替原子炉補機冷却系による補機冷却水確保

系統構成

熱交換器ユニット他移動

図 3.5-2

主配管（可搬型）等の接続
補機冷却水の供給，流量調整

代替原子炉補機冷却系のタイムチャート*＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての 1．5 で示すタイムチャート(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に示す。

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」

代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニットと代替原子炉補機冷却海水ポン
プは，通常時は代替冷却水供給止め弁及び代替冷却水戻り止め弁を表 3.5-7 で示す通り閉運用しておくことで，接続先の系統と分離された状態で保管することとする。
また，系統運転時には原子炉補機冷却系と代替原子炉補機冷却系と同時に使用しない運用とすることで，相互の機能に影響を及ぼさない構成とする。
（48-5-2～5）

3.5-18

表 3.5-7
取合系統
原子炉補機冷却系

他系統との隔離弁

系統隔離弁
代替冷却水供給止め弁
代替冷却水戻り止め弁

駆動方式
手動弁
手動弁

動作
通常時閉
通常時閉

(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。
代替原子炉補機冷却系の系統構成に必要な機器の設置場所を表 3.5-8 に示す。これらは全て炉心損傷前の操作となり，想定される事故時における放射線量は高くない。
（48-4-2～20,48-8-2,48-5-2～5）
表 3.5-8

操作対象機器設置場所

機器名称
熱交換器ユニット
代替原子炉補機冷却水ポンプ
代替原子炉補機冷却海水ポンプ
代替冷却水供給止め弁(A)代替冷却水戻り止め弁(A)代替冷却系供給ライン西側接続口
隔離弁(A)（6 号炉のみ）
代替冷却系戻りライン西側接続口
隔離弁(A)（6 号炉のみ）

設置場所
タービン建屋脇
タービン建屋脇
タービン建屋脇
タービン建屋地上 1 階
タービン建屋地上 1 階
タービン建屋地上 1 階

操作場所
タービン建屋脇
タービン建屋脇
タービン建屋脇
タービン建屋地上 1 階
タービン建屋地上 1 階
タービン建屋地上 1 階

タービン建屋地上 1 階

タービン建屋地上 1 階

代替原子炉補機冷却系ユニット
出口流量調整弁
残留熱除去系熱交換器(A)
冷却水出口弁熱交換器ユニット内

熱交換器ユニット内

原子炉建屋地下 2 階

中央制御室

常用冷却水供給側分離弁(A)
常用冷却水戻り側分離弁(A)
可燃性ガス濃度制御系室空調機(A)出口弁
格納容器雰囲気モニタラック(A)出口弁

原子炉建屋地下 2 階
原子炉建屋地下 2 階
原子炉建屋地上 1 階

中央制御室
中央制御室
原子炉建屋地上 1 階

原子炉建屋地上中 3 階（6 号炉）
原子炉建屋地上中 4 階（7 号炉）
原子炉建屋地上中 3 階

原子炉建屋地上中 3 階（6 号炉）
原子炉建屋地上中 4 階（7 号炉）
原子炉建屋地上中 3 階

格納容器内雰囲気モニタ系(A)室
空調機冷却水出口弁（6 号炉のみ）（次頁へ続く）3.5-19

機器名称
燃料プール冷却浄化系ポンプ室空調機(A)出口弁
燃料プール冷却浄化系熱交換器(A)出口弁
燃料プール冷却浄化系ポンプ (A)
軸受冷却器冷却水出口弁（6 号炉のみ）
非常用ガス処理系室(A)空調機
冷却水出口弁残留熱除去系ポンプ室空調機(A)
出口弁
残留熱除去系ポンプ(A)冷却水
出口弁
残留熱除去系ポンプ(A)メカニカ
ルシール冷却器冷却水出口弁（6 号炉のみ）
サプレッションプール浄化系
ポンプ室空調機出口弁
サプレッションプール浄化系
ポンプ軸受冷却器冷却水出口弁（6 号炉のみ）
原子炉隔離時冷却系ポンプ室
空調機出口弁
原子炉補機冷却水系ポンプ(A)
吸込弁
原子炉補機冷却水系ポンプ(D)
吸込弁
換気空調補機非常用冷却水系
冷凍機(A)冷却水温度調節弁後弁
換気空調補機非常用冷却水系
冷凍機(C)冷却水温度調節弁後弁
原子炉補機冷却海水ポンプ(A)
電動機軸受出口弁（7 号炉のみ）
原子炉補機冷却海水ポンプ(D)
電動機軸受出口弁（7 号炉のみ）
サージタンク(A)換気空調補機
非常用冷却水系側出口弁
代替冷却水供給第二止め弁(B)

設置場所
原子炉建屋地上 2 階

操作場所
原子炉建屋地上 2 階

原子炉建屋地上 2 階

原子炉建屋地上 2 階

原子炉建屋地上 2 階

原子炉建屋地上 2 階

原子炉建屋地上 3 階

原子炉建屋地上 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

コントロール建屋
地下 2 階コントロール建屋
地下 2 階
タービン建屋地下 1 階

コントロール建屋
地下 2 階コントロール建屋
地下 2 階
タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

代替冷却水戻り第二止め弁(B)

タービン建屋地上 1 階

タービン建屋地上 1 階

残留熱除去系熱交換器(B)
冷却水出口弁
常用冷却水供給側分離弁(B)
常用冷却水戻り側分離弁(B)
可燃性ガス濃度制御系室空調機(B)出口弁

原子炉建屋地下 2 階

中央制御室

原子炉建屋地上 4 階（6 号炉） 原子炉建屋地上 4 階（6 号炉）
原子炉建屋地上 2 階（7 号炉） 原子炉建屋地上 2 階（7 号炉）
タービン建屋地上 1 階
タービン建屋地上 1 階

原子炉建屋地下 2 階
中央制御室
原子炉建屋地下 2 階
中央制御室
原子炉建屋地下 1 階（6 号炉） 原子炉建屋地下 1 階（6 号炉）
原子炉建屋地上 1 階（7 号炉） 原子炉建屋地上 1 階（7 号炉）（次頁へ続く）3.5-20機器名称
格納容器内雰囲気モニタ系ラック(B)出口弁
燃料プール冷却浄化系ポンプ室
空調機(B)出口弁
燃料プール冷却浄化系熱交換器(B)出口弁
燃料プール冷却浄化系ポンプ (B)
軸受冷却器冷却水出口弁（6 号炉のみ）
非常用ガス処理系室空調機(B)
出口弁
残留熱除去系ポンプ室空調機(B)
出口弁
高圧炉心注水系ポンプ(B)冷却器
冷却水出口弁
高圧炉心注水系ポンプ室空調機(B)出口弁
原子炉補機冷却水系ポンプ(B)
吸込弁
原子炉補機冷却水系ポンプ(E)
吸込弁
原子炉補機冷却海水ポンプ(B)
電動機軸受出口弁（7 号炉のみ）
原子炉補機冷却海水ポンプ(E)
電動機軸受出口弁（7 号炉のみ）
換気空調補機非常用冷却水系
冷凍機(B)冷却水温度調節弁後弁
換気空調補機非常用冷却水系
冷凍機(D)冷却水温度調節弁後弁
格納容器内雰囲気モニタ系(B)室
空調機冷却水出口弁（6 号炉のみ）
残留熱除去系ポンプ(B)モータ
軸受冷却器冷却水出口弁（6 号炉のみ）
残留熱除去系ポンプ(B)メカニカ
ルシール冷却器冷却水出口弁
高圧炉心注水系ポンプ(B)メカニ
カルシール冷却器冷却水出口弁（6 号炉のみ）
サージタンク(B)換気空調補機
非常用冷却水系側出口弁

設置場所
操作場所
原子炉建屋地上 3 階（6 号炉） 原子炉建屋地上 3 階（6 号炉）
原子炉建屋地上中 4 階
原子炉建屋地上中 4 階（7 号炉）（7 号炉）
原子炉建屋地上 2 階
原子炉建屋地上 2 階
原子炉建屋地上 2 階

原子炉建屋地上 2 階

原子炉建屋地上 2 階

原子炉建屋地上 2 階

原子炉建屋地上 3 階

原子炉建屋地上 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

コントロール建屋
地下 2 階コントロール建屋
地下 2 階
原子炉建屋地上 3 階

コントロール建屋
地下 2 階コントロール建屋
地下 2 階
原子炉建屋地上 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地下 3 階

原子炉建屋地上 4 階（6 号炉） 原子炉建屋地上 4 階（6 号炉）
原子炉建屋地上 2 階（7 号炉） 原子炉建屋地上 2 階（7 号炉）

3.5-21

3.5.2.1.4.2

設置許可基準規則第 43 条第 3 項への適合状況(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 3 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に加え，十分に余裕のある容量を有するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
代替原子炉補機冷系の可搬設備である熱交換器ユニットと代替原子炉補機
冷却系海水ポンプは，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て，残留熱除去系ポンプが起動可能な状況において，残留熱除去系
熱交換器の冷却を行うために必要な除熱量とポ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 23.0MW として設計し，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（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・プール水冷却モード運転で冷却効果を確保可能な設計とする。
代替原子炉補機冷却系海水ポンプの容量は，流量 840m3/h として設計し，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（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・プール水冷却モード運転
で冷却効果を確保可能な設計とする。
また，熱交換器ユニットと代替原子炉補機冷却海水ポンプは 1 プラント当たり 2 セット確保し，熱交換器ユニットについては 6 号及び 7 号炉合わせて 4式，代替原子炉補機冷却海水ポンプについては 6 号及び 7 号炉合わせて 8 台確保する。更に故障時のバックアップ及び保守点検による待機除外時のバッ
クアップとして，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。
（48-7-2～14）(2) 確実な接続（設置許可基準規則第 43 条第 3 項二）(ⅰ) 要求事項
常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。）と接続するものにあっては，当該常設設備と容易かつ確実に接続することができ，かつ，二以上の系統又は発電用原子炉施設が相互に使用することができるよう，接続部の規格の統一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，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

3.5-22代替原子炉補機冷系の熱交換器ユニットを接続するためのホースは，タービ
ン建屋側の接続口と口径を統一しかつフランジ構造とすることで，常設設備と確実に接続ができる設計とする。また，6 号炉及び 7 号炉が相互に使用することができるよう，それぞれの熱交換器ユニット及びホースは，6 号炉及び 7 号
炉に接続可能な接続口とする。
また，代替原子炉補機冷系の代替原子炉補機冷却海水ポンプを接続するためのホースは，熱交換器ユニットの接続口と口径を統一しかつ簡便な接続方式とすることで，確実に接続ができる設計とする。また，6 号炉及び 7 号炉が相互に使用することができるよう，それぞれの代替原子炉補機冷却海水ポンプは，
6 号炉及び 7 号炉の熱交換器ユニットに接続可能な設計とする。
（48-8-2）(3) 複数の接続口（設置許可基準規則第 43 条第 3 項三）(ⅰ) 要求事項
常設設備と接続するものにあっては，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外か
ら水又は電力を供給するものに限る。）の接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設けるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1に示す。

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」

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共通要因によって接続できなくなることを防止するため，接続口をそれぞれ互いに異なる位置的分散された複数の場所に設けることで基準に適合させる。具体的には原子炉補機冷却系Ａ系に接続する接続口と，原子炉補機冷却系Ｂ系に接続する接続口をそれぞれ設けることとし，6 号炉についてはタービン建屋北側屋
外に 1 箇所，タービン建屋西側屋外に 1 箇所，7 号炉については，タービン建屋西側屋外に 1 箇所，タービン建屋南側屋外に 1 箇所設置し，位置的分散を図っている。また，残留熱除去系Ａ系及びＢ系いずれもサプレッション・チェン
バの除熱が可能であるため，原子炉補機冷却系Ａ系及びＢ系でそれぞれ接続口を設けることが可能である。
なお，第 50 条の「原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備」として代替循環冷却系を設置し，代替原子炉補機冷却系熱交換器ユニットを使用するが，この場合は原子炉補機冷却系Ｂ系の接続口のみが使用可能であるため本章における接続口の位置的分散の考えと異なる。代替循環冷却系の接続口の位
置的分散については「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。
（48-4-22）(4) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項四）(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可搬型重大事故等対処設備
3.5-23

を設置場所に据え付け，及び常設設備と接続することができるよう，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。
代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び代替原子炉補機冷却海水ポンプは，炉心損傷前の状況で屋外に設置する設備であり，想定される重大事故等が発生した場合における放射線を考慮しても，線源からの離隔距離をとることにより，これら設備の設置及び常設設備との接続が可能とする。また，現場での接続作業にあたって，簡便な接続方式により，確実に接続が可能な設計とする。
（48-8-2）(5) 保管場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項五）(ⅰ) 要求事項
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こと。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1に示す。

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」

代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び代替原子炉補機冷却海水ポンプは，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，原子炉補機冷却系ポンプ及び格納容器圧力逃がし装
置及び耐圧強化ベント系と位置的分散を図り，発電所敷地内の高台にある荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所の複数箇所に分散して配置することとする。
（48-9-2）(6) アクセスルートの確保（許可基準規則第 43 条第 3 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，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，工場等内の道路及び通路が確保できるよう，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，「2.3.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。

3.5-24

想定される重大事故等が発生した場合においても，可搬型重大事故等対処設
備の運搬，移動に支障をきたすことのないよう，迂回路も考慮して複数のアクセスルートを確保する。
（『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』参照）（48-10-2,3）(7) 設計基準事故対処設備及び常設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）(ⅰ) 要求事項
重大事故防止設備のうち可搬型のものは，共通要因によって，設計基準事故
対処設備の安全機能，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
重大事故防止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，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に示す。

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」

代替原子炉補機冷却系の熱交換器ユニット及び代替原子炉補機冷却海水ポンプは，共通要因によって設計基準事故対処設備の安全機能，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事故防止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，設計基準事故対処設備である原子炉補機冷却系ポンプ及び重大事故防止設備である格納容器圧力逃がし装置，代替格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系と表 3.5-9 で示す通り多様性，位置的分散を図る。
また，最終ヒートシンクについても，原子炉補機冷却系及び代替原子炉補機冷却系が海水であることに対し，格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系
は大気とし，多様性を有する設計とする。

3.5-25

表 3.5-9

代替原子炉補機冷却系の多様性又は独立性，位置的分散

設計基準事故対処設備
項目
原子炉補機冷却系
ポンプ
（淡水）

ポンプ
（海水）
熱交換器

最終ヒートシンク
駆動方式

原子炉補機冷却系
中間ループ循環ポンプ＜タービン建屋＞
原子炉補機冷却系
海水ポンプ＜タービン建屋＞
原子炉補機冷却系
熱交換器＜タービン建屋＞
海水
非常用ディーゼル
発電機＜原子炉建屋＞

重大事故防止設備
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
―

―

―

―

―

―

大気

大気

不要

不要

3.5-26

耐圧強化ベント系

代替原子炉補機冷却系
熱交換器ユニット（代替原子炉補機冷却水
ポンプ）
＜屋外＞
代替原子炉補機冷却
海水ポンプ
＜屋外＞
熱交換器ユニット（熱交換器）＜屋外＞
海水

可搬型代替交流電源設備
（電源車）
＜屋外＞
＜＞内は設置場所を示す。

3.5.2.2 格納容器圧力逃がし装置
3.5.2.2.1 設備概要
格納容器圧力逃がし装置は，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。
本系統全体の概要図を図 3.5-3 に，本系統に属する重大事故等対処設備を表
3.5-10 に示す。
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）」で記述している。

3.5-27

図 3.5-3

格納容器圧力逃がし装置

3.5-28

系統概要図

スクラバ水pH制御設備

PT

FE

FE

LT

ドレンポンプ流量

ドレン
ポンプ設備

フィルタ装置水位

金属フィルタ差圧

DPＮ2ベントライン

オリフィス

ラプチャーディスク

Ｎ2供給ラインフィルタベント遮蔽壁

フィルタ装置出口圧力

可搬型代替注水ポンプ(A-2級）

重大事故等対処設備（附属設備等）

重大事故等対処設備（主要設備）

6号炉
RE

PI

RE

フィルタ
装置

よう素
フィルタ

フィルタ装置
水素濃度

H2E

フィルタ装置
入口圧力PT

フィルタ装置
水素濃度

H2E

配管遮蔽

フィルタ装置スクラバ水pHpH

原子炉建屋

ドレンタンク水位

LＳ

ドレン
タンク

フィルタ装置
出口放射線モニタ

7号炉

フィルタ装置出口配管圧力Ｎ2ベントライン

ラプチャーディスクフィルタ装置
出口放射線モニタ
AO

〔Ｆ．Ｏ〕

MO

二次格納施設サプレッション・
チェンバ

原
子
炉
圧
力
容
器

ドライウェル〔Ｆ．Ｏ〕

原子炉区域運転階より非常用ガス処理系
排風機へ

MO

原子炉区域・
タービン区域〔Ｆ．Ｃ〕
換気空調系排風機へ
原子炉区域より

MO

AO

AO

MO

〔Ｆ．Ｃ〕

AO

・

〔Ｆ．Ｃ〕

AO

・

パージ用排風機

MO

AO
〔Ｆ．Ｏ〕

可燃性ガス濃度制御系
気水分離器より

非常用ガス処理系
排風機より

〔Ｆ．Ｃ〕

AO

〔Ｆ．Ｃ〕

AO

・

MO

MO

MO

Ｎ2供給ライン

〔Ｆ．Ｃ〕

AO

・

Ｎ2供給ライン可搬型窒素供給装置

原子炉建屋

MO

ボンベ

遠隔手動弁操作設備

MO

ボンベ

遠隔手動弁操作設備

遠隔手動弁操作設備

遠隔手動弁操作設備

遠隔手動弁操作設備

ボンベ

遠隔手動弁操作設備

ボンベ

主排気筒

・ 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 計測設備（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。

表 3.5-10
設備区分
主要設備

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】附属設備
ドレンポンプ設備【常設】ドレンタンク【常設】遠隔手動弁操作設備【常設】可搬型窒素供給装置【可搬】
スクラバ水 pH 制御設備【可搬】
フィルタ装置遮蔽壁【常設】
配管遮蔽【常設】
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）【可搬】※1
水源
防火水槽【常設】（水源に関する流路， 淡水貯水池【常設】電源設備を含む）
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【常設】原子炉格納容器【常設】真空破壊弁（S/C→D/W）【常設】
注水先－（次頁へ続く）3.5-29

設備区分
電源設備※2

設備名

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】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】所内蓄電式直流電源設備
AM 用直流 125V 蓄電池【常設】AM 用直流 125V 充電器【常設】※3計装設備
フィルタ装置水位【常設】フィルタ装置入口圧力【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】フィルタ装置金属フィルタ差圧【常設】フィルタ装置スクラバ水 pH【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】※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」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 計測設備」で示す。

3.5-30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（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
計測設備（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。

3.5-31

3.5.2.2.2 多重性又は多様性，独立性，及び位置的分散の確保
格納容器圧力逃がし装置，代替格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系
は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）と同時にその機能が損なわれる恐れがないよう，表 3.5-11 に示すとおり多様性又は多重性，及び位置的分散を図った設計とする。
残留熱除去系との独立性については，表 3.5-12 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ために独立性を確保する設計とする。
また，隔離弁の電源については，常設代替交流電源より供給する設計とすることとしているが，エクステンションジョイント等を用いて必要に応じて現場での手動操作も可能な設計とすることで駆動源の多様化を図っている。
また，格納容器圧力逃がし装置，代替格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系については，残留熱除去系と異なり，ポンプや水源等を必要としないが，これらの系統を構成する主要設備については，残留熱除去系に対して位置的分散を図った設計とする。
なお，格納容器圧力逃がし装置，代替格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系の配管及び弁の一部については，残留熱除去系の配管及び弁と同一階に設置されているが，残留熱除去系の配管及び弁とは区画された部屋に設置することより，
位置的分散が図られた設計とする。
表 3.5-11

多様性又は多重性，位置的分散

設計基準事故対処設備

ポンプ
水源
駆動用空気
潤滑油
冷却水
駆動電源

残留熱除去系（格納容器スプレイ
冷却モード）
残留熱除去系ポンプ（原子炉建屋地下 3 階）
サプレッション・チェンバ
原子炉建屋地下 3 階

重大事故防止設備
格納容器圧力逃がし装置

代替格納容器
圧力逃がし装置

耐圧強化
ベント系

不要※１

不要※２

不要※３

不要
不要
（内包油）
原子炉補機冷却系（海水）
非常用ディーゼル発電機
原子炉建屋地上１階※１

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，屋外
原子炉建屋東側（６号炉），屋外原子炉建屋南東側（７号炉）に設置する※２ 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については，
原子炉建屋東側（６号炉），原子炉建屋北東側側（７号炉）の地下ピット内に設置する※３ 耐圧強化ベント系の配管及び弁は，残留熱除去系と区画され分離されている
3.5-32

表 3.5-12
項目
共
通
要
因
故
障

地震

津波

火災

溢水

設計基準事故対処設備との独立性

設計基準事故対処設備
重大事故防止設備
残留熱除去系
格納容器圧力逃がし装置（格納容器スプレイ冷却モード） 代替格納容器圧力逃がし装置
耐圧強化ベント系
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，重大事故防止設備である格納容器圧力逃がし装置，代替格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系は基準地震動 Ss で機能維持できる設計とすること
で，基準地震動 Ss が共通要因となり故障することのない設計とする。
6 号炉及び 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。また，6号炉及び 7 号炉のフィルタベント遮蔽壁及びフィルターベント地下ピッ
トについては，水密構造とすることで，基準津波が内部へ到達しない構造とすることで，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，重大事故防止設備である格納容器圧力逃がし装置，代替格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系
は，火災が共通要因となり同時に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）。
設計基準事故対処設備の残留熱除去系と，重大事故防止設備である格納容器圧力逃がし装置，代替格納容器圧力逃がし装置及び耐圧強化ベント系
は，溢水が共通要因となり同時に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）。

3.5-33

3.5.2.3 代替格納容器圧力逃がし装置
3.5.2.3.1 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。
本系統全体の概要図を図 3.5-4 に，本系統に属する重大事故等対処設備を表
3.5-13 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）」で記述している。

・ 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 計測設備（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。

：重大事故等対処設備（主要設備）：重大事故等対処設備（附属設備等）

二次格納施設

パージ用排風機

AO

格納容器圧力逃がし装置へ
原子炉建屋
MO

RE

原子炉建屋区域・タービン区域
換気空調系へ

フィルタ装置
出口放射線モニタ

AO

非常用ガス処理系へ

ラプチャーディスクPI

可搬型代替注水ポンプ(A-2級）

補給水ライン

遠隔手動弁
操作設備
ドライウェルMOMO

可搬型窒素供給装置
フィルタ装置入口圧力
PT

よう素
フィルタ

オリフィス
Ｎ2ベントライン

フィルタ装置水素濃度
MO

MO

MO

AO

MO

H2E

AO

フィルタ装置水素濃度
※

薬液
タンク

遠隔手動弁操作設備

H2E

ラプチャーディスク

AO

原
子
炉
圧
力
容
器

ド
レ
ン
タ
ン
ク

フィルタ
装置
※

サプレッション・
チェンバ

ＤP 金属フィルタ差圧
AO

LＳ

ドレンタンク水位

LT

フィルタ装置水位

pH

フィルタ装置スクラバ水pHMO ※代替格納容器圧力容器
逃がし装置室空調

※

※
MO

MO ※
FE

ドレンポンプ流量

ドレンポンプ設備
電動弁を並列に二台設置することにより，信頼性の向上を図る

図 3.5-4

代替格納容器圧力逃がし装置

3.5-34AO

主排気筒へフィルタ装置出口配管圧力Ｎ2供給ラインフィルタ装置出口圧力 PT

AO
MO

Ｎ2ベントライン

系統概要図

表 3.5-13 代替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
設備名
主要設備
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】附属設備
代替格納容器圧力逃がし装置室空調【常設】ドレンポンプ設備【常設】ドレンタンク【常設】遠隔手動弁操作設備【常設】薬液タンク【常設】
可搬型窒素供給装置【可搬】
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）【可搬】※1
水源
防火水槽【常設】（ 水 源 に 関 す る 流 淡水貯水池【常設】路，電源設備を含む）
流路
代替格納容器圧力逃がし装置 配管・弁【常設】原子炉格納容器【常設】真空破壊弁(S/C→D/W)【常設】
注水先－（次頁へ続く）3.5-35

電源設備※2

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】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】所内蓄電式直流電源設備
AM 用直流 125V 蓄電池【常設】AM 用直流 125V 充電器【常設】※3計装設備
フィルタ装置水位【常設】フィルタ装置入口圧力【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】フィルタ装置金属フィルタ差圧【常設】フィルタ装置スクラバ水 pH【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】※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」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 計測設備」で示す。
3.5-36

3.5.2.3.2 多重性又は多様性，独立性，及び位置的分散の確保
代替格納容器圧力逃がし装置の多重性又は多様性及び独立性，及び位置的分散の確保については「3.5.2.2.2 多重性又は多様性，独立性，及び位置的分散の確保」
で示す。

3.5-37

3.5.2.4 耐圧強化ベント系
3.5.2.4.1 設備概要
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，原子炉格納容器破損（炉心の著しい損傷が発生する前に生ずるものに限る。）を防止するため，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。
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第一優先とするが，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・チェンバ内の圧力は真空破壊弁を経由してドライウェルへ排出する。
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，原子炉建屋屋上に設置している主排気筒を通して大気へ放出する。
本系統全体の概要図を図 3.5-5 に，本系統に属する重大事故等対処設備を表
3.5-14 に示す。
本系統は，中央制御室での弁操作によって原子炉格納容器からの排気ラインの流路構成を行うことにより，ベントを実施可能である。また，全電源喪失により中央制御室からの弁操作が不可能となった場合においても，現場での弁操作によりベントを実施することが可能である。

3.5-38

・ 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 計測設備（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。
主排気筒

：重大事故等対処設備（主要設備）：重大事故等対処設備（附属設備等）※６号炉については二次格納施設外（原子炉建屋内）に設置

耐圧強化ベント系
放射線モニタ※

格納容器圧力逃がし装置へ
AO

原子炉区域・
タービン区域〔Ｆ．Ｃ〕
換気空調系排風機へ

原子炉区域よりRE

パージ用排風機
AO

MO

MO

ボンベ
〔Ｆ．Ｃ〕

非常用ガス処理系
排風機へ

MO

遠隔手動弁操作設備

HCWサンプへ
AO

〔Ｆ．Ｏ〕

ボンベ

AO
〔Ｆ．Ｃ〕

AO

原子炉区域運転階より

〔Ｆ．Ｃ〕

AO

H2E

・
原
子
炉
圧
力
容
器

遠隔手動弁操作設備

AO

〔Ｆ．Ｏ〕

〔Ｆ．Ｏ〕

ドライウェル・・MO

フィルタ装置水素濃度

遠隔手動弁操作設備

AO

遠隔手動弁操作設備
遠隔手動弁操作設備

〔Ｆ．Ｃ〕

ボンベ
MO

・
サプレッション・
チェンバ

遠隔手動弁操作設備

AO

ボンベ

〔Ｆ．Ｃ〕

MO
MO

非常用ガス処理系
排風機より
MO

原子炉建屋

二次格納施設
可搬型窒素供給装置

図 3.5-5

耐圧強化ベント系

3.5-39Ｎ2供給ライン

系統概要図

表 3.5-14
設備区分
主要設備
附属設備

耐圧強化ベント系に関する重大事故等対処設備一覧
設備名－
遠隔手動弁操作設備【常設】可搬型窒素供給装置【可搬】－

水源（水源に関する流路，電源設備を含む）
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】非常用ガス処理系 配管・弁【常設】原子炉格納容器【常設】真空破壊弁（S/C→D/W）【常設】
注水先
－
※1
電源設備
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】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】所内蓄電式直流電源設備
AM 用直流 125V 蓄電池【常設】AM 用直流 125V 充電器【常設】（次頁へ続く）3.5-40計装設備※2

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】
耐圧強化ベント系放射線モニタ【常設】フィルタ装置水素濃度【常設】※3※1：単線結線図を補足説明資料 48-2 に示す。
電源設備については「3.14 電源設備」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 計測設備」で示す。
※3：フィルタ装置水素濃度については，設置許可基準規則第 52 条において原子炉格納容器内の水素ガスを排出する際に要求されるものである。格納容器圧力逃がし装置の水素濃度計と兼用であり，サンプリングラインを切り替えることによって，耐圧強化ベント系も計測可能である。

3.5.2.4.2 主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
（１）耐圧強化ベント系（配管及び弁）最高使用圧力最高使用温度容量
個数
取付箇所：0.62MPa：171℃：約 15.8kg/s：1：原子炉建屋内

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 計測設備（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。

3.5.2.4.3 多重性又は多様性，独立性，及び位置的分散の確保
耐圧強化ベント系の多重性又は多様性，独立性，及び位置的分散の確保については「3.5.2.2.2 多重性又は多様性，独立性，及び位置的分散の確保」で示す。

3.5-41

3.5.2.4.4 設置許可基準規則第 43 条への適合状況
3.5.2.4.4.1 設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合状況(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。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
耐圧強化ベント系を構成する機器は，二次格納施設内に設置されている設備
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た場合における二次格納施設内の環境条件及び荷重条件を考慮し，以下の表 3.5-15 のとおりの設計とする。
（48-4-23～31）
表 3.5-15 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 設置場所である二次格納施設内で想定される温度，圧力，
射線
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
屋外に設置するものではないため，天候による影響は受け響ない。
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
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
二次格納施設内に設置するため，風（台風）及び積雪の影
響は受けない。
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。
耐圧強化ベント系の操作は，重大事故等が発生した場合の二次格納施設内の環境を考慮し，中央制御室にて操作可能な設計とする。また，電源喪失時においても，放射線の影響を考慮して原子炉建屋の二次格納施設外よりエクステン
ションジョイントを介しての人力操作が可能な設計とする。
(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。
3.5-42

(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
耐圧強化ベント系を使用する際に操作が必要な隔離弁（電動駆動弁及び空気駆動弁）については，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開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，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も可能である。表 3.5-16 に操作対象機器を示す。
本系統を炉心損傷後に使用する場合には，耐圧強化ベント系の大気開放ラインの N2 パージを実施する。このために操作が必要な弁及び可搬型窒素供給装置については，現場（屋外のタービン建屋近傍及び原子炉建屋の二次格納施設外）
にて操作をする設計であるが，原子炉格納容器ベントを実施する前に行う作業であるため，想定される重大事故時等の環境下においても，確実に操作，作業をすることが可能である。
（48-4-23～31,48-5-6～7）

表 3.5-16

操作対象機器

機器名称
一次隔離弁（サプレッション・
チェンバ側）
一次隔離弁（ドライウェル側）

状態の変化
弁閉→弁開

操作場所
原子炉建屋地下１階（二次格納施設外）

弁閉→弁開

原子炉建屋地上２階（二次格納施設外）

二次隔離弁

弁閉→弁開

中央制御室
原子炉建屋地上３階（二次格納施設外）

二次隔離弁
バイパス弁

弁閉→弁開

原子炉建屋地上３階（二次格納施設外）

フィルタ装置
入口弁

弁開→弁閉

原子炉建屋地上３階（二次格納施設外）

耐圧強化ベント弁

弁閉→弁開

原子炉建屋地上３階（二次格納施設外）

非常用ガス処理系
フィルタ装置出口
隔離弁Ａ

弁閉確認

中央制御室
原子炉建屋地上３階（二次格納施設内）

操作方法
手動操作
（エクステンション
ジョイント）
手動操作（エクステンション
ジョイント）
スイッチ操作
手動操作（エクステンション
ジョイント）
手動操作（エクステンション
ジョイント）
手動操作（エクステンション
ジョイント）
手動操作（エクステンション
ジョイント）
スイッチ操作※
手動操作（次頁へ続く）3.5-43

機器名称
非常用ガス処理系
フィルタ装置出口
隔離弁Ｂ

状態の変化
弁閉確認

操作場所
中央制御室

操作方法
スイッチ操作※

原子炉建屋地上３階（二次格納施設内）

手動操作

非常用ガス処理系
Ｕシール隔離弁

弁閉確認

中央制御室

スイッチ操作※

6 号炉：原子炉建屋地上３階（二次格納施設内）
7 号炉：原子炉建屋地上４階（二次格納施設内）

手動操作

耐圧強化ベント系
N2 パージ用元弁

弁閉→弁開

原子炉建屋地上１階（二次格納施設外）

手動操作

可搬型窒素供給装置

起動・停止

屋外タービン近傍屋外

スイッチ操作※ 中央制御室にてランプ確認を行う。全閉でないことが確認された場合はスイッチ操作にて閉操作を行う。

(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。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
耐圧強化ベント系において原子炉格納容器から主排気筒までのラインを構成する電動駆動弁及び空気駆動弁については，プラント停止中に弁開閉試験を実施することで機能・性能が確認可能な設計とする。プラント運転中について
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放出されることを防止するため，開閉試験は実施しない。
（48-6-11～13）

プラント状態
停止中

表 3.5-17 耐圧強化ベント系の試験及び検査項目
内容
機能・性能試験
漏洩確認
弁動作試験

弁開閉動作の確認(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。
3.5-44

(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
耐圧強化ベント系については本来の用途以外の用途には使用しない設計とする。
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
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の二次格納施設外より人力にて開操作することにより，ベントガスを非常用ガス処理系配管を経由して主排気筒へ導くことが可能である。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も可能である。
これにより，図 3.5-6 及び図 3.5-7 で示すタイムチャートの通り速やかに切り替え操作が可能である。
（48-4-23～31,48-5-6～7）

経過時間（分）
10

手順の項目

20

40

30

50

55

175

190

180

200

備考

180分 減圧及び除熱開始

要員（数）通信手段確保，電源確認

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

2

現場運転員Ｃ，Ｄ

2

系統構成

電源を復旧しながら系統構成を行う

ベント開始

耐圧強化ベント系による原子炉
格納容器内の減圧及び除熱（W/Wベント）

移動・電源確保

※空気駆動弁の駆動源が確保できた場
合，本操作は不要。

系統構成
系統構成 ※※空気駆動弁の駆動源が確保でき中央制御室から遠隔操作した場合は，トータルの操作時間は60分と想定する。
経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

35

130

140

135

135分 減圧及び除熱開始

要員（数）通信手段確保・計器電源確認

耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱(現場操作)（W/Wベント）150

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，Ｆ2

図 3.5-6

耐圧強化ベント系による除熱（W/W ベント）のタイムチャート＊移動・系統構成
ベン ト開始移動・系統構成

3.5-45

備考経過時間（分）
10

手順の項目

20

40

30

50

55

175

190

180

備考

200

180分 減圧及び除熱開始

要員（数）通信手段確保，電源確認

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

2

現場運転員Ｃ，Ｄ

2

系統構成

電源を復旧しながら系統構成を行う

ベント開始

耐圧強化ベント系による原子炉
格納容器内の減圧及び除熱（D/Wベント）

移動・電源確保

※空気駆動弁の駆動源が確保できた場
合，本操作は不要。

系統構成
系統構成 ※※空気駆動弁の駆動源が確保でき中央制御室から遠隔操作した場合は，トータルの操作時間は60分と想定する。
経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

35

130

140

135

150

備考

135分 減圧及び除熱開始

要員（数）通信手段確保・計器電源確認

耐圧強化ベント系による原子炉格納容器内の減圧及び除熱(現場操作)（D/Wベント）

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，Ｆ2

図 3.5-7

耐圧強化ベント系による除熱（D/W ベント）のタイムチャート＊移動・系統構成
ベン ト開始移動・系統構成＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての１．５で示すタイムチャート(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，悪影響防止等について」に示す。
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 3.5-18 の通り，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。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，排気経路を構成するための隔離境界箇所は，表 3.5-19 の通りである。
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駆動弁と通常時閉の手動弁であり，万が一，
3.5-46

弁座からシートパスがあったとしても，ベントガスに含まれる水素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駆動弁であるため，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，通常時閉の電動駆動弁であるが，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，排気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，炉心損傷後に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し，悪影響を及ぼさない設計とする。
（48-5-6～7）
表 3.5-18
取合系統
不活性ガス系

他系統との隔離弁（通常時）

系統隔離弁
二次隔離弁
二次隔離弁バイパス弁
耐圧強化ベント弁

動作
通常時閉
通常時閉
非常用ガス処理系
通常時閉
電源喪失時閉※
格納容器圧力逃がし装置
フィルタ装置入口弁
空気駆動
通常時開
電源喪失時開※ 格納容器圧力逃がし装置は，重大事故等対処設備であり，通常時は使用しない系統である。

表 3.5-19
取合系統
非常用ガス処理系（非常用ガス処理系
排風機入口側）
換気空調系

駆動方式
電動駆動
手動
空気駆動

他系統との隔離弁（重大事故等時）

系統隔離弁
第一隔離弁

駆動方式
空気駆動

第二隔離弁
第一隔離弁

手動
空気駆動

動作
通常時閉
電源喪失時閉
通常時閉
通常時閉
電源喪失時閉
通常時閉
通常時閉（自動起動インター
ロック有）
通常時開
電源喪失時開
通常時開

第二隔離弁
手動
非常用ガス処理系
第一隔離弁
電動駆動（非常用ガス処理系フィ （フィルタ装置
ルタ装置出口側）
出口隔離弁Ａ／Ｂ）
格納容器圧力逃がし装置
第一隔離弁
空気駆動
（フィルタ装置入口弁※）
原子炉建屋内第一隔離弁
電動駆動（非常用ガス処理系
Ｕシール隔離弁）※ 耐圧強化ベント使用時に切り替え操作が必要（中央制御室若しくは現場にて容易に切り替え可能）

3.5-47

(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。
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 3.5-20に示す。
耐圧強化ベント系を使用する際に操作が必要な隔離弁について，炉心損傷後に耐圧強化ベントを実施する場合においては，ベント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行うことは困難である。電源喪失時でなければ中央制御室にて当該弁の操作を行うこととするが，電源喪失時においてはエ
クステンションジョイントを経由して二次格納施設外にて操作を行うことが可能な設計とする。また，二次格納施設内に設置されている高線量配管に対して二次格納施設壁厚さが足りないため，遮蔽効果が不十分である場合は，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。
（48-4-23～31,48-5-6～7）
表 3.5-20
機器名称

操作対象機器設置場所

一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）

設置場所
原子炉建屋地下１階（二次格納施設内）

操作場所
原子炉建屋地下１階（二次格納施設外）

一次隔離弁（ドライウェル側）

原子炉建屋地上２階（二次格納施設内）

原子炉建屋地上２階（二次格納施設外）

二次隔離弁

原子炉建屋地上３階（二次格納施設内）

二次隔離弁バイパス弁

原子炉建屋地上３階（二次格納施設内）
原子炉格納容器内

中央制御室
原子炉建屋地上３階（二次格納施設外）
原子炉建屋地上３階（二次格納施設外）－

真空破壊弁
非常用ガス処理系
フィルタ装置出口隔離弁Ａ
非常用ガス処理系
フィルタ装置出口隔離弁Ｂ
非常用ガス処理系
Ｕシール隔離弁

原子炉建屋地上３階（二次格納施設内）
原子炉建屋地上３階（二次格納施設内）
6 号炉：原子炉建屋地上３階（二次格納施設内）
7 号炉：原子炉建屋地上４階（二次格納施設内）

3.5-48

中央制御室
中央制御室
中央制御室

3.5.2.4.4.1 設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合状況(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。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
耐圧強化ベント系の設計流量としては，耐圧強化ベントを行う事故後約 16
時間後において原子炉格納容器内で発生する蒸気を排気し，その熱量分を除熱できるだけの十分な容量として，原子炉定格熱出力の 1%程度に相当する蒸気
流量を排気するだけの流量とする。
また，耐圧強化ベント系を重大事故防止設備として使用する場合は，原子炉格納容器の最高使用圧力にてベント判断をするものとし，ベント判断からベント開始までの原子炉格納容器の圧力上昇を考慮し，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 0.62MPa とする。
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。
（48-7-15～16）(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に示す。

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」

耐圧強化ベント系は，二以上の発電用原子炉施設において共用しない。

(3) 設計基準事故対象設備との多様性（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，悪影響防止等について」に示す。
耐圧強化ベント系は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容3.5-49

器スプレイ冷却モード）とは構成機器を共用していないため，残留熱除去系と共通要因によって同時に機能が失われることはない。また，耐圧強化ベント系が設置されるエリアは残留熱除去系が設置されるエリアとは近接していない。
（表 3.5-11,12）

3.5-503.5.3
重大事故等対処設備（設計基準拡張）
3.5.3.1 原子炉補機冷却系
3.5.3.1.1 設備概要
原子炉補機冷却系は，原子炉設備の非常用機器及び常用機器で発生する熱を冷却除去するために設けるものである。本系統は，非常用機器，残留熱除去機器の冷却と原子炉常用補機，廃棄物処理系機器及びタービン建屋内の放射性流体を取り扱う
補機の冷却を行う。
本系統は，非常用炉心冷却系の区分Ⅰ，区分Ⅱ及び区分Ⅲに対応した３系統としており，その系統は中間ループ及び海水系で構成し，中間ループ循環ポンプ，熱交換器，海水ポンプ，配管及び弁類等で構成する。中間ループ循環ポンプ，熱交換器及び海水ポンプは，各区分において通常運転時は 1 台運転としており，１台予備とする。
本系統全体の概要図を図 3.5-8 に，本系統に属する重大事故等対処設備（設計基準拡張）一覧を表 3.5-21 に示す。
本系統は設計基準対象施設であるとともに，想定される重大事故等が発生した場合においてその機能を期待するため，重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置付ける。

3.5-51図 3.5-8

原子炉補機冷却系

3.5-52

系統概要図

MO

FC
AO
MO

(D)

(D)

区分Ⅱ電源供給

原子炉補機冷却系
海水ポンプ

原子炉補機
冷却系
熱交換器

区分Ⅰ電源供給

(A)

(A)

(B)

(B)

(E)

(E)

区分Ⅲ電源供給

ｻｰｼﾞ
ﾀﾝｸ

(E)

MO

原子炉補機冷却系
海水ポンプ

原子炉補機
冷却系
熱交換器

原子炉補機冷却系
中間ループ循環ポンプ (B)(D)

原子炉補機冷却系
中間ループ循環ポンプ (A)

残留熱除去系，高圧
炉心注水系機器等

MOMO

非常用ディーゼル
発電設備

MO

(B)

残留熱除去系熱交換器

MO

ｻｰｼﾞ
ﾀﾝｸ

区分Ⅱ

原子炉建屋内補機等

残留熱除去系機器等

非常用ディーゼル
発電設備(A)

残留熱除去系熱交換器

原子炉建屋内補機等

FC
AO MO

区分Ⅰ

原子炉建屋内補機等
廃棄物処理系機器等

残留熱除去系，高圧
炉心注水系機器等

非常用ディーゼル
発電設備

(C)

MO

MO

残留熱除去系熱交換器

(F)

(F)

ｻｰｼﾞ
ﾀﾝｸ

(F)

MO

原子炉補機冷却系
海水ポンプ

原子炉補機
冷却系
熱交換器

タイライン

(C)

(C)

原子炉補機冷却系
中間ループ循環ポンプ (C)

FC
AO MO

区分Ⅲ

・ 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。
・ 計測制御設備については「3.15 計測設備（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。

表 3.5-21 原子炉補機冷却系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
原子炉補機冷却系 中間ループ循環ポンプ【常設】原子炉補機冷却系 海水ポンプ【常設】原子炉補機冷却系 熱交換器【常設】
附属設備
－
※1
電源設備
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】※2計装設備
原子炉補機冷却水系系統流量【常設】残留熱除去系熱交換器入口冷却水流量【常設】※1：電源設備については「3.14 電源設備」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 計測設備」で示す。

3.5-53

3.5.3.1.2 主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
（１）原子炉補機冷却系

中間ループ循環ポンプ

容量（区分Ⅰ及びⅡ） ：1300m3/h/台
容量（区分Ⅲ）：1100m3/h/台（6 号炉）
800m3/h/台（7 号炉）
個数：1/区分（予備 1/区分）／通常運転時：2/区分／通常運転時以外
取付箇所：タービン建屋地下１階（２）原子炉補機冷却系
容量
個数
取付箇所
（３）原子炉補機冷却系

海水ポンプ：1800m3/h/台：1/区分（予備 1/区分）／通常運転時：2/区分／通常運転時以外：タービン建屋地下１階
熱交換器

容量（区分Ⅰ及びⅡ） ：約 17MW/基（海水温度 30℃において）容量（区分Ⅲ）：約 16MW/基（海水温度 30℃において）個数：1/区分（予備 1/区分）／通常運転時：2/区分／通常運転時以外
取付箇所：タービン建屋地下１階
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）」，計測制御設備については「3.15 計測設備（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。

3.5-54

3.5.3.2.3

設置許可基準規則第 43 条への適合状況

原子炉補機冷却系中間ループ循環ポンプ，海水ポンプ，及び熱交換器については，
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事故等においても使用するため，他の施設に悪影響を及ぼさない設計とする。
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。」
原子炉補機冷却系中間ループ循環ポンプ，海水ポンプ，及び熱交換器については，
設計基準事故時の最終ヒートシンクへ熱を輸送する機能を兼用しており，設計基準事故時に使用する場合の容量が，重大事故等の収束に必要な容量に対して十分である。
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
原子炉補機冷却系中間ループ循環ポンプ，海水ポンプ，及び熱交換器については，
タービン建屋内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が発生した場合におけるタービン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ことができるよう，表 3.5-22 に示す設計とする。
表 3.5-22
環境条件等
温度・圧力・湿度・放射線
屋外の天候による影響
海水を通水する系統への影響
地震

風（台風）・積雪
電磁的障害

想定する環境条件及び荷重条件
対応
設置場所であるタービン建屋内で想定される温度，圧力，
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。
屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
海水を通水する機器については海水の影響を考慮した設計とする。
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）。
タービン建屋内に設置するため，風（台風）及び積雪の影
響は受けない。
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

また，原子炉補機冷却系は中央制御室にて操作可能な設計とする。
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
原子炉補機冷却系については，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とする。また，原子炉補機冷却系中間ループ
循環ポンプ，海水ポンプ，及び熱交換器については，発電用原子炉の運転中又は停止
中に機能・性能検査を，また停止中に分解検査を可能な設計とする。
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
3.5-55

3.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備【49 条】【設置許可基準規則】（原子炉格納容器内の冷却等のための設備）
第四十九条 発電用原子炉施設には，設計基準事故対処設備が有する原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉格
納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な設備を設けなければならない。
２ 発電用原子炉施設には，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，原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために必要な設備を設けなければならない。
（解釈）
１ 第１項に規定する「原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な設備」及び第２項に規定する「原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
（１）重大事故等対処設備ａ）設計基準事故対処設備の格納容器スプレイ注水設備（ポンプ又は水源）が機能喪失しているものとして，格納容器スプレイ代替注水設備を配備すること。
ｂ）上記ａ）の格納容器スプレイ代替注水設備は，設計基準事故対処設備に対して，多様性及び独立性を有し，位置的分散を図ること。
（２）兼用ａ）第１項の炉心損傷防止目的の設備と第２項の格納容器破損防止目的の設備は，同一設備であってもよい。

3.6-1

3.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備
3.6.1 設置許可基準規則第 49 条への適合方針
設計基準事故対処設備が有する原子炉格納容器内の冷却機能が喪失した場合において炉心の著しい損傷を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な設備として，代替格納容器スプレイ冷却系を設ける。
また，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために必要な設備として，代替格納容器スプレイ冷却系を設ける。
（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(1)a））
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・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配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出来る設計とする。また，代替格納容器スプレイは，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出来る設計とする。
（2）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））
上記（１）の設備は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器
スプレイ冷却モード）に対して，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，可搬型代替交流電源設備（電源車）），冷却源（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。
なお，多様性及び独立性，位置的分散については，3.6.2.1.3 項に詳細に示す。
（3）兼用について（設置許可基準規則解釈の第 1 項(2)a））
本項における炉心損傷防止目的の設備と格納容器破損防止目的の設備は同一設備とする。

その他，設計基準対象施設であるが，想定される重大事故等時においてその機能を期待するため，以下の設備を重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置付ける。
（4）残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）は，サプレッション・チェン
バのプール水を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
3.6-2

る。
ドライウェル内にスプレイされた水は，ベント管を通って，サプレッショ
ン・チェンバ内に戻り，サプレッション・チェンバ内にスプレイされた水とともに残留熱除去系の熱交換器で冷却された後，再びスプレイされる。
（5）残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）
残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）は，サプ
レッション・チェンバのプール水温を所定の温度以下に冷却できる機能を有する。
本系統は，サプレッション・チェンバのプール水を残留熱除去系のポンプ及び熱交換器を経由してサプレッション・チェンバに戻す。
（6）原子炉補機冷却系
原子炉補機冷却系は，原子炉設備の非常用機器及び常用機器で発生する熱を冷却除去するために設けるものである。本系統は，想定される重大事故等時においても，非常用機器，残留熱除去機器等の冷却を行うための機能を期待する。
原子炉補機冷却系については，「3.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備（設置許可基準規則第 48 条に対する設計方針を示す章）」で示す。

なお，原子炉格納容器内を冷却するための自主対策設備として，以下を整備する。
（7）消火系を用いた代替格納容器スプレイ冷却の実施
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炉格納容器の破損を防止するため，自主対策設備として消火系を用いた格納容器スプレイ
手段を整備している。
消火系を用いた格納容器スプレイ手段については，ディーゼル駆動消火ポンプを用い，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
冷却系とは異なるろ過水タンクを水源として消火系，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。
（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
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。
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。

3.6-3

（9）ドライウェル冷却系による格納容器除熱
代替格納容器スプレイ及び残留熱除去系ポンプの復旧ができず，格納容器除熱手段がない場合に，常設代替交流電源により原子炉補機冷却水ポンプ及び原子炉
補機冷却海水ポンプの電源を復旧し，原子炉格納容器内へ冷却水を供給後，ドラ
イウェル送風機を起動して原子炉格納容器を除熱する。
ドライウェル送風機を停止状態としても，原子炉格納容器内への冷却水の供給を継続することで，ドライウェル冷却系冷却器コイル表面で，原子炉格納容器内部の蒸気を凝縮し，原子炉格納容器の圧力上昇を緩和することが可能である。

また，技術的能力審査基準への適合のため，復旧手段として，以下を整備する。
（10）復旧手段の整備
設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード及びサプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）が全交流動力電源喪失により起動できない場合には，常設代替交流電源設備を用いて非常用所内電気設備へ電源を供給することで残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード及びサプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）を復旧する手段を整備する。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）」で示す。

3.6-4

3.6.2 重大事故等対処設備
3.6.2.1 代替格納容器スプレイ冷却系
3.6.2.1.1 設備概要
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場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させること及び逃がし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ことを目的として設置するものである。
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，可搬型代替交流電
源設備（電源車）等），計測制御装置及び水源である復水貯蔵槽等，流路である復水補給水系，残留熱除去系，高圧炉心注水系配管，弁，スプレイヘッダ，注入先である
原子炉格納容器等から構成される。
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。
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，重大事故等対処設備一覧を表 3.6-1 に示す。
本系統は，復水移送ポンプ 3 台のうち 2 台により，復水貯蔵槽の水を残留熱除去系
配管を経由して原子炉格納容器へスプレイすることで原子炉格納容器内を冷却する。
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続操作を行うことにより，代替所内電気設備である AM 用 MCC から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，複数の代替淡水源（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補給出来る設計とする。
本系統の操作にあたっては，中央制御室及び現場での弁操作（AM 用切替盤の切替操
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
ンプを起動し運転を行う。
また，海水を使用する場合は防潮堤の内側に設置している海水取水箇所（取水路）
より，可搬型代替交流電源設備である電源車，移動式変圧器，海水取水ポンプを組み合わせて，防火水槽へ海水を移送する。また，そこから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した外部接続口より復水貯蔵槽へ補給出来る設計とする。
3.6-5

海水

凡例：

図 3.6-1 代替格納容器スプレイ冷却系

3.6-6
CSP大容量注水接続口

MUWC接続口（北）ＭＯ

残留熱除去系
熱交換器（A）※

残留熱除去系ポンプ（A）

可搬型代替注水ポンプ

防火水槽

海水取水
ポンプ

淡水
貯水池

水の供給設備（56条）【重大事故等対処設備】

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）【重大事故等対処設備】

ＭＯ

復水
貯蔵槽

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

残留熱除去系
熱交換器（C）

残留熱除去系ポンプ（C）

ＭＯ

ＭＯ

W/W

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

残留熱除去系
熱交換器（B）

ＭＯ

ＭＯ

T/B
各負荷へ

MUWC接続口
（南）

ＭＯ
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
第二ガスタービン発電機＜常設代替交流電源設備＞

・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 計測設備（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
ポンプ（B）

復水移送ポンプ

※

W/W

D/W

RPV

RPV

ＭＯ

系統概要図

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

設備区分

設備名

主要設備

復水移送ポンプ【常設】

附属設備

―

※1

水源
（水源に関する流路，電源設備を含む）

流路

復水貯蔵槽【常設】上記水源への補給のための設備として以下の設備を使用する。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）【可搬】
ホース【可搬】
CSP 外部補給配管・弁【常設】淡水貯水池から防火水槽への移送ホース【可搬】
海水取水ポンプ【可搬】
海水取水箇所（取水路）
海水ホース【可搬】
可搬型代替交流電源設備（電源車）【可搬】
移動式変圧器【可搬】
軽油タンク【常設】タンクローリ(4kL)【可搬】
復水補給水系・残留熱除去系・高圧炉心注水系 配管・弁・スプレイヘッダ【常設】

注水先

原子炉格納容器【常設】電源設備※2

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】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（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】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】計装設備※3

3.6-7

※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：単線結線図を補足資料 49-2 に示す。
電源設備については「3.14 電源設備」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 計測設備」で示す。
3.6.2.1.2

主要設備の仕様

主要機器の仕様を以下に示す。
(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
最高使用温度 ：66℃
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

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（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）」，計測制御設備については「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。
3.6.2.1.3

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

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 で示す通り多様性，位置的分散を図った設計とする。ポンプについては，残留熱除去系ポンプ（Ａ），
（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）を使用することで，残留熱除去系ポンプの電源（非常用ディー
ゼル発電機）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う多様性を持った駆動源により駆動できる設計とする。
残留熱除去系と代替格納容器スプレイ冷却系の独立性については，表 3.6-3 で示す
3.6-8

通り地震，津波，火災，溢水により同時に故障することを防止するために独立性を確保する設計とする。
なお，配管等の流路を構成する静的機器の故障（破断，漏洩等）は想定していない
ことから，残留熱除去系格納容器冷却ライン隔離弁（Ｂ），残留熱除去系格納容器冷却流量調節弁（Ｂ）及び残留熱除去系（Ｂ）スプレイラインの配管については共用している（残留熱除去系格納容器冷却ライン隔離弁（Ｂ）及び残留熱除去系格納容器冷却流量調節弁（Ｂ）の動的機能については，残留熱除去系とは異なる電源を供給する設計とする）。ただし，残留熱除去系格納容器冷却ライン隔離弁（Ｂ）及び残留熱除去系格納容器冷却流量調節弁（Ｂ）が故障した場合でも，自主的対策設備として残留熱除去系（Ｃ）配管を用いた格納容器スプレイを整備している。
なお，電源設備及び電路については「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。
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

設計基準事故対処設備項目

重大事故等対処設備

残留熱除去系

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）
ポンプ

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

水源

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

駆動用空気

潤滑油

不要

不要

（内包油）
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）

駆動電源

常設代替交流電源設備
非常用ディーゼル（第一ガスタービン発電

可搬型代替交流電源設備

発電機

機及び第二ガスタービン

（電源車）

発電機）
原子炉建屋地上 1 階

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項目
設計基準事故対処設備
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 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
通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 で機要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因することのない設計とする。
故 津波 6 号炉及び 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
障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。
3.6-9

火災

溢水

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）。

3.6-103.6.3 設置許可基準規則第 43 条への適合状況
3.6.3.1 設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合状況(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。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
代替格納容器スプレイ冷却系の復水移送ポンプは，6 号炉，7 号炉ともに廃棄物処理建屋地下 3 階に設置してい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た場合における，廃棄物処理建屋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，表 3.6-4 に示す設計とする。
復水移送ポンプの操作は，中央制御室の復水移送ポンプ操作スイッチから遠隔操作可能な設計とする。
（49-3-1,2,49-4-1,2）
表 3.6-4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 設置場所である廃棄物処理建屋で想定される温度，圧力，
射線
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 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
海水を通水する系統へ 淡水だけでなく海水も使用する（常時海水を通水しなの影響い）。原子炉格納容器へのスプレイは，可能な限り淡水源を優先し，海水通水は短期間とすることで，設備への影響を考慮する。
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
廃棄物処理建屋に設置するため，風（台風）及び積雪の影響を受けない。
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。

(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
3.6-11

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・検査性について」に示す。

代替格納容器スプレイ冷却系を運転する場合は，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を実施し，復水移送ポンプを起動する。その後，代替格納容器スプレイ冷却系による格納容器スプレイの系統構
成として，残留熱除去系格納容器冷却ライン隔離弁を開操作することで原子炉格納容器へのスプレイを行う。
代替格納容器スプレイ冷却系の操作対象機器を表 3.6-5 に示す。
このうちタービン負荷遮断弁，残留熱除去系洗浄水弁（Ｂ）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し，残留熱除去系格納容器冷却ライン隔離弁（Ｂ）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現場操作盤（AM 用操作箱）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。
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
イッチからのスイッチ操作でポンプ 3 台のうち 2 台を起動する設計とする。
中央制御室の操作スイッチ及び原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋の二次格納施設外）現場操作盤の操作スイッチを操作するにあたり，運転員等のアクセス性，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できる設計とする。
（49-3-1～11,49-4-1,2）
表 3.6-5
機器名称
復水移送ポンプ（Ａ）
復水移送ポンプ（Ｂ）
復水移送ポンプ（Ｃ）
残留熱除去系格納容器冷却ライン隔離弁（Ｂ）
残留熱除去系格納容器冷却流量調節弁（Ｂ）
残留熱除去系洗浄水弁（Ｂ）
タービン建屋負荷遮断弁
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

操作対象機器

状態の変化
起動停止
起動停止
起動停止

操作場所
中央制御室
中央制御室
中央制御室
原子炉建屋地上 3 階（二次格納施設外）
原子炉建屋地上 3 階（二次格納施設外）

操作方法
スイッチ操作
スイッチ操作
スイッチ操作

弁閉→弁開

中央制御室

スイッチ操作

弁開→弁閉

中央制御室
廃棄物処理建屋
地下 3 階
廃棄物処理建屋
地下 3 階スイッチ操作

弁閉→弁開
弁閉→弁開

弁閉→弁開
弁閉→弁開

3.6-12

スイッチ操作
スイッチ操作

手動操作
手動操作

(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。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

代替格納容器スプレイ冷却系である復水移送ポンプは，表 3.6-6 に示すように運転中に機能・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。
代替格納容器スプレイ冷却系である復水移送ポンプは，プラント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，羽根車等）の状態を確認する分解検査が可能な設計とする。
また，プラント運転中，プラント停止中に，復水移送ポンプを起動させ，復水貯蔵槽を水源とし，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，代替格納容器スプレイ冷却系の機能・性能及び漏洩の有無の確認が可能な設計とする。なお，残留熱除去系洗浄水弁（Ｂ）から原子
炉格納容器までのラインについては，上記の試験に加えて，プラント運転中及びプラント停止中に残留熱除去系格納容器冷却ライン隔離弁（Ｂ），残留熱除去系格納容器冷却流量調節弁（Ｂ）の弁開閉試験を実施することで機能・性能が確認可能な設計とする。
表 3.6-6 代替格納容器スプレイ冷却系の試験及び検査
プラント状態
項目内容
機能・性能試験
運転性能，漏洩の確認
運転中
弁動作試験
弁開閉動作の確認
機能・性能試験

運転性能，漏洩の確認

弁動作試験

弁開閉動作の確認

分解検査

ポンプ部品の表面状態を，試験及び目視により確認

外観検査

ポンプ外観の確認

停止中

運転性能の確認として，復水補移送ポンプの吐出圧力，系統（ポンプ廻り）の振動，異音，異臭及び漏洩の確認を行う。
復水移送ポンプ部品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恐れのある傷，
割れ等がないことの確認を行う。
復水移送系ポンプの外観点検として，傷や漏洩跡の確認を行う。
（49-5-1～3）

3.6-13

(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。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

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える必要がある。切替操作としては，復水移送ポンプの起動操作を実施し，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を行い，原子炉格納容器へスプレイするために残留熱除去系洗浄水弁（Ｂ）の全開操作，残留熱除去系格納容器冷却ライン隔離弁（Ｂ）の全開操作を行う。
切り替え操作対象機器については，表 3.6-5 に示した通りとなる。
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，復水貯蔵槽の上部（常用ライン），下部（非常用ライン）の 2
通りがあるが，通常運転時は上部（常用ライン）を使用しているため，長期運転を見込んだ復水貯蔵槽水源確保として復水補給水系常／非常用連絡１次止め弁，復水補給水系常／非常用連絡２次止め弁の開操作を行い，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。
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 で示すタイム
チャートの通り速やかに切り替えることが可能である。
系統の切り替えに必要な弁のうちタービン負荷遮断弁，残留熱除去系洗浄水弁（Ｂ）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な設計とする。
系統の切り替えに必要な弁のうち，残留熱除去系格納容器冷却ライン隔離弁（Ｂ）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現場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。
また，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次止め弁は手動弁として廃棄物処理建屋地下 3 階に設置されており，現場の手動操作で開操作を行う。これらの操作については，図 3.6-2 で示すタイム
チャートの通り速やかに切り替えることが可能である。
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の主流路からの分岐部については，主流路から最も近い弁（第一止め弁）で閉止する運用とする。事故時の対応に支障を来たす等の理由から第一止め弁が閉止できないライン（非常用炉心冷却系ポンプ封水ライン
等）についても，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，第3.6-14

一止め弁以降の弁で閉止されたバウンダリ構成とし，このバウンダリ範囲においては，適切な地震荷重との組合せを考慮した上でバウンダリ機能が喪失しない設計とする。
（49-3-1～11,49-4-1,2）
経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

備考

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による格納容器スプレイ

中央制御室運転員 A，B

系統構成
スプ レイ 開始

現場運転員 C，D

図 3.6-2

2

移動・ＣＳＰ水源確保

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＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての 1.6 で示すタイムチャート(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に示す。

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」

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対して悪影響を及ぼさない設計とする。
代替格納容器スプレイ系は，格納容器下部注水系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，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は格納容器下部
注水系 90m3/h，代替格納容器スプレイ冷却系 70m3/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 130m3/h であり，これらの必要流量を確保可能な設計とする。
（49-4-1,2,49-6-3,）

取合系統
残留熱除去系

表 3.6-7 他系統との隔離弁
系統隔離弁
駆動方式
残留熱除去系洗浄水弁（B） 電動駆動

3.6-15動作
通常時閉
電源喪失時閉(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。
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所，操作場所を表 3.6-8 に示す。このうち，中央制御室で操作する復水移送ポンプ，
残留熱除去系洗浄水弁（Ｂ），タービン負荷遮断弁は，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である。原子炉建屋地上 3 階で操作する残留熱除去系格納容器冷却ライン隔離弁（Ｂ）は，原子炉建屋の二次格納施
設外に切替装置，現場操作盤が設置されており，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能である。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，原子炉建屋外であるため，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。
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，操作性を確保する。
（49-3-1～11）
表 3.6-8
機器名称
復水移送ポンプ（Ａ）
復水移送ポンプ（Ｂ）
復水移送ポンプ（Ｃ）
残留熱除去系格納容器冷却ライン隔離弁（Ｂ）
残留熱除去系格納容器冷却流量調節弁（Ｂ）
残留熱除去系洗浄水弁（Ｂ）
タービン建屋負荷遮断弁
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

操作対象機器設置場所

設置場所
廃棄物処理建屋地下 3 階
廃棄物処理建屋地下 3 階
廃棄物処理建屋地下 3 階
原子炉建屋地上 3 階
原子炉建屋地上 3 階

操作場所
中央制御室
中央制御室
中央制御室
原子炉建屋地上 3 階（二次格納施設外）
原子炉建屋地上 3 階（二次格納施設外）

原子炉建屋地上 1 階

中央制御室

タービン建屋アクセス通路地下
2 階（6 号炉）
廃棄物処理建屋地下 3 階(7 号炉)

中央制御室

廃棄物処理建屋地下 3 階
廃棄物処理建屋地下 3 階

3.6-16

廃棄物処理建屋
地下 3 階
廃棄物処理建屋
地下 3 階3.6.3.2

設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合状況(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。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.2

容量等」に示す。

代替格納容器スプレイ冷却系である復水移送ポンプは，原子炉冷却材圧力バ
ウンダリが低圧の状態であって，設計基準事故対処設備が有する原子炉の冷却機能が喪失した場合においても炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止するために必要なスプレイ流量を有する設計とする。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（取水機能喪失，RHR 機能喪失），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 140m3/h（復水移送ポンプ 2 台）でスプレイ可能な設計とする。以上のことから，ポンプ 1 台あたり 70m3/h 達成可能な設計とする。
（49-6-1～4）(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に示す。

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」

代替格納容器スプレイ冷却系は，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。

3.6-17

(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1に示す。

多様性，位置的分散，悪影響防止について」

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
系に対し，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，3.6.2.1.3 項に記載の通りである。

3.6-18

3.6.4
3.6.4.1

重大事故等対処設備（設計基準拡張）
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）

3.6.4.1.1 設備概要
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）は，熱交換器２基，電動ポンプ２台，スプレイヘッダ，配管，弁類及び計測制御装置からなり，冷却材喪失事故後に，
サプレッション・チェンバのプール水を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。
ドライウェル内にスプレイされた水は，ベント管を通って，サプレッション・チ
ェンバ内に戻り，サプレッション・チェンバ内にスプレイされた水とともに残留熱除去系の熱交換器で冷却された後，再びスプレイされる。
本系統は，独立した２系統で構成し，低圧注水系と連携して，１系統で給水配管破断による冷却材流出のエネルギ，崩壊熱及び燃料の過熱にともなう燃料被覆管（ジルカロイ）と水との反応による発生熱を除去し，原子炉格納容器内圧力及び温度が異常上昇することを緩和する。
冷却材喪失事故時には，残留熱除去系は低圧注水モードとして自動起動し，次に遠隔手動操作により，電動弁を切り替えることによって格納容器スプレイ冷却モー
ドとして機能を有するような設計としている。
本系統の系統概要図を図 3.6-3 に，重大事故等対処設備（設計基準拡張）一覧を
表 3.6-9 に示す。
本系統は設計基準対象施設であるが，想定される重大事故等時においてその機能を期待するため，重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置付ける。

3.6-19図 3.6-3

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）

3.6-20系統概要図

表 3.6-9

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）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（格納容器スプレイ冷却モード）ポンプ【常設】
残留熱除去系 熱交換器【常設】附属設備
スプレイヘッダ【常設】※1
電源設備
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】※2計装設備
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】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】※1：電源設備については「3.14 電源設備」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 計測設備」で示す。

3.6-21

3.6.4.1.2 主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
（１）残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）ポンプ
容量：約 950m3/h/台
全揚程：約 130m個数：2取付箇所：原子炉建屋地下 3 階（２）残留熱除去系 熱交換器
個数
：2
伝熱容量
：約 8.1MW/基（海水温度 30℃において）

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（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）」，計測制御設備については「3.15 計測設備（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。

3.6-22

3.6.4.1.3 設置許可基準規則第 43 条への適合状況
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）については，設計基準対象施設として使用する場合と同様の系統構成で重大事故等においても使用するため，他の施設に悪影響を及ぼさない設計である。
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。
熱交換器及びポンプについては，設計基準事故時に使用する場合の容量が，重大事
故等の収束に必要な容量に対して十分である。
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
熱交換器及びポンプについては，二次格納施設内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が発生した場合における二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ることができるよう，表 3.6-10 に示す設計である。
表 3.6-10
環境条件等
温度・圧力・湿度・放射線
屋外の天候による影響
海水を通水する系統への影響
地震

風（台風）・積雪
電磁的障害

想定する環境条件及び荷重条件
対応
設置場所である二次格納施設内で想定される温度，圧力，
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。
屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
海水を通水しない。
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）。
二次格納施設内に設置するため，風（台風）及び積雪の影
響は受けない。
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。

また，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）は中央制御室にて操作可能な設計である。
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）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ある。また，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却モード）ポンプについては，発電用原子炉の運転中に機能・性能検査を，また停止中に分解検査を実施可能な設計である。
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
3.6-233.6.4.2

残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）

3.6.4.2.1 設備概要
残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）は，３ループから構成され，熱交換器３基，電動ポンプ３台，配管，弁類及び計測制御装置からなり，原子炉停止後，炉心崩壊熱及び原子炉圧力容器，配管，冷却材中の残留熱を除去して，原子炉を冷却するためのものである。
炉心崩壊熱及び残留熱は，残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水
冷却モード）によって冷却される。
本系統の系統概要図を図 3.6-4 に，重大事故等対処設備（設計基準拡張）一覧を
表 3.6-11 に示す。
本系統は設計基準対象施設であるとともに，想定される重大事故等時においてその機能を期待するため，重大事故等対処設備（設計基準拡張）と位置付ける。

3.6-24図 3.6-4

残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）
系統概要図

3.6-25

表 3.6-11

残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）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（サプレッション・チェンバ・プール水冷
却モード）ポンプ【常設】残留熱除去系 熱交換器【常設】
附属設備
－
※1
電源設備
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】※2計装設備
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】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】サプレッション・チェンバ・プール水温度【常設】格納容器内圧力（Ｄ／Ｗ）【常設】
格納容器内圧力（Ｓ／Ｃ）【常設】※1：電源設備については「3.14 電源設備」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 計測設備」で示す。

3.6-26

3.6.4.2.2 主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
（１）残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）ポンプ
容量：約 950m3/h/台
全揚程：約 130m個数：3取付箇所：原子炉建屋地下 3 階（２）残留熱除去系 熱交換器
個数
：3
伝熱容量
：約 8.1MW/基（海水温度 30℃において）

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（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）」，計測制御設備については「3.15 計測設備（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。

3.6-27

3.6.4.2.3 設置許可基準規則第 43 条への適合状況
残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）については，設計基準対象施設として使用する場合と同様の系統構成で重大事故等においても使用するため，他の施設に悪影響を及ぼさない設計である。
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等について」に示す。
熱交換器及びポンプについては，設計基準事故時に使用する場合の容量が，重大事
故等の収束に必要な容量に対して十分である。
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
熱交換器及びポンプについては，二次格納施設内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が発生した場合における二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ることができるよう，表 3.6-12 に示す設計である。
表 3.6-12
環境条件等
温度・圧力・湿度・放射線
屋外の天候による影響
海水を通水する系統への影響
地震

風（台風）・積雪
電磁的障害

想定する環境条件及び荷重条件
対応
設置場所である二次格納施設内で想定される温度，圧力，
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。
屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
海水を通水しない。
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）。
二次格納施設内に設置するため，風（台風）及び積雪の影
響は受けない。
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。

また，残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）は中央制御室にて操作可能な設計である。
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）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ある。また，残留熱除去系（サプレッション・チェンバ・プール水冷却モード）ポンプについては，発電用原子炉の運転中に機能・性能検査を，また停止中に分解検査を実施可能な設計である。
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
3.6-28

3.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備【50 条】【設置許可基準規則】（原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備）
第五十条 発電用原子炉施設には，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，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を設けなければならない。
（解釈）
１ 第５０条に規定する「原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
a) 格納容器圧力逃がし装置又は格納容器再循環ユニットを設置すること。
b) 上記ａ）の格納容器圧力逃がし装置とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
ⅰ）格納容器圧力逃がし装置は，排気中に含まれる放射性物質を低減するものであること。
ⅱ）格納容器圧力逃がし装置は，可燃性ガスの爆発防止等の対策が講じられていること。
ⅲ）格納容器圧力逃がし装置の配管等は，他の系統・機器（例えば SGTS）や他号機の格納容器圧力逃がし装置等と共用しないこと。ただし，他への悪影響がない場合を除く。
ⅳ）また，格納容器圧力逃がし装置の使用に際しては，必要に応じて，原子炉格納容器の負圧破損を防止する設備を整備すること。
ⅴ）格納容器圧力逃がし装置の隔離弁は，人力により容易かつ確実に開閉操作ができること。
ⅵ）炉心の著しい損傷時においても，現場において，人力で格納容器圧力逃がし装置の隔離弁の操作ができるよう，遮蔽又は離隔等の放射線防護対策がなされていること。
ⅶ）ラプチャーディスクを使用する場合は，バイパス弁を併置すること。ただし，格納容器圧力逃がし装置の使用の妨げにならないよう，十分に低い圧力に設定されたラプチャーディスク（原子炉格納容器の隔離機能を目的としたものではなく，例えば，配管の窒素充填を目的としたもの）を使用する場合又はラプチャーディスクを強制的に手動で破壊する装置を設置する場合を除く。
ⅷ）格納容器圧力逃がし装置は，長期的にも溶融炉心及び水没の悪影響を受けない
場所に接続されていること。
ⅸ）使用後に高線量となるフィルター等からの被ばくを低減するための遮蔽等の放射線防護対策がなされていること。

3.7-1

3.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
3.7.1 設置許可基準規則第 50 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，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を設置する。
（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））
炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために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設ける。
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。
これらの設備は，重大事故緩和設備として整備し，以下のとおり設置許可基
準規則解釈の第 1 項ｂ）に対する要求事項を満たすものとする。
ⅰ）当該設備は排気中に含まれる放射性物質を低減するため，フィルタ装置及びよう素フィルタを設置する設計とする。
フィルタ装置にて，粒子状放射性物質の 99.9%以上，ガス状の無機よう素に対して 99.9%以上を除去可能である。また，よう素フィルタにて，有機よう素に対して 98%以上を除去可能である。
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装置
にて不活性化ガス（窒素ガス）にて置換した状態で待機し，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にてパージする。これ
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。
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。
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。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ない設計とする。
ⅲ）格納容器圧力逃がし装置を使用する際に流路となる不活性ガス系，耐圧強化ベント系，及び格納容器圧力逃がし装置の配管は，他号炉とは共用しない。
また，格納容器圧力逃がし装置と他の系統・機器を隔離する弁は直列で二重に設置し，格納容器圧力逃がし装置と他の系統・機器を確実に隔離すること
で，悪影響を及ぼさない設計とする。
3.7-2

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計とする。
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合は格納容器スプレイを停止する運用とする。
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際に操作が必要な隔離弁については，エクステンションジョイントにより人力で容易に操作可能な設計とする。
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際に操作が必要な隔離弁のエクステンションジョイントを介した操作エリアは原子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行い，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考慮す
る設計とする。
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
ィスクは格納容器からの排気圧力(0.62MPa)と比較して十分に低い圧力である 0.1MPa にて破裂する設計であり，排気の妨げにならない設計とする。
ⅷ）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。
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
ヤフラムフロア面からの高さを確保すること，及び有効炉心頂部よりも高い
位置に接続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設計とする。
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）。
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
炉建屋の二次格納施設内に設置されるが，重大事故時等のアクセスルートや作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。

3.7-3

（２）代替循環冷却系の設置（設置許可基準規則第１項）
炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために代替循環冷却系を設ける。
代替循環冷却系は，サプレッション・チェンバを水源とし，代替原子炉補機
冷却系による除熱と復水移送ポンプによる原子炉注水及び格納容器スプレイ
又は，格納容器下部注水及び格納容器スプレイが可能な設計とする。

なお，原子炉格納容器の過圧破損を防止するための自主対策設備として，以下を整備している。
（３）格納容器 pH 制御設備
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，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，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。
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混入させ，上部
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。

3.7-4

3.7.2

重大事故等対処設備

3.7.2.1 格納容器圧力逃がし装置
3.7.2.1.1 設備概要
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。
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構成し，ベントガス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，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排気管を通して放出する。
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第一優先とするが，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（ドライウェル
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・チェンバ内のガスは真空破壊弁を経由してドライウェルへ排出する。
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ポンプが設置される。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，本系統の使用した際には，原子炉格納容器内に含まれる非凝縮性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る。
本系統全体の概要図を図 3.7-1 に，本系統に属する重大事故等対処設備を表 3.7-1に示す。
本系統は，中央制御室での弁操作によって原子炉格納容器からの排気ラインの流路構成を行うことにより，ベントを実施可能である。また，全電源喪失により中央制御室からの弁操作が不可能となった場合においても，現場での弁操作によりベントを実施することが可能である。

3.7-5

図 3.7-1

格納容器圧力逃がし装置

3.7-6

系統概要図

コンプレッサー

可搬式窒素供給装置車等

発電機

スクラバ水pH制御設備

FE

FE

LT

ドレンポンプ流量

ドレン
ポンプ設備

フィルタ装置水位

金属フィルタ差圧

DPＮ2ベントライン

オリフィス

ラプチャーディスク

Ｎ2供給ラインフィルタ装置フィルタベント遮蔽壁

フィルタ装置出口圧力

PT

給水ライン

補給薬液

水中ポンプ等

可搬型代替注水ポンプ(A-2級）

RE

PI

RE

フィルタ
装置

よう素
フィルタ

フィルタ装置水素濃度

H2 E

フィルタ装置
入口圧力PT

フィルタ装置
水素濃度

H2E

配管遮蔽

フィルタ装置スクラバ水pHpH

原子炉建屋

ドレンタンク水位

LＳ

ドレン
タンク

フィルタ装置
出口放射線モニタ

7号炉

フィルタ装置出口配管圧力Ｎ2ベントライン

ラプチャーディスクフィルタ装置
出口放射線モニタ6号炉

重大事故等対処設備（附属設備等）

重大事故等対処設備（主要設備）

AO

〔Ｆ．Ｏ〕

MO

二次格納施設サプレッション・
チェンバ

原
子
炉
圧
力
容
器

ドライウェル〔Ｆ．Ｏ〕

原子炉区域運転階より非常用ガス処理系
排風機へ

MO

原子炉区域・
タービン区域〔Ｆ．Ｃ〕
換気空調系排風機へ
原子炉区域より

MO

AO

AO

MO

〔Ｆ．Ｃ〕

AO

・

〔Ｆ．Ｃ〕

AO

・

パージ用排風機

MO

AO
〔Ｆ．Ｏ〕

可燃性ガス濃度制御系
気水分離器より

非常用ガス処理系
排風機より

〔Ｆ．Ｃ〕

AO

〔Ｆ．Ｃ〕

AO

・

MO

MO

MO

Ｎ2供給ライン

〔Ｆ．Ｃ〕

AO

・

Ｎ2供給ライン可搬型窒素供給装置

原子炉建屋

MO

ボンベ

遠隔手動弁操作設備

MO

ボンベ

遠隔手動弁操作設備

遠隔手動弁操作設備

遠隔手動弁操作設備

遠隔手動弁操作設備

ボンベ

遠隔手動弁操作設備

ボンベ

主排気筒

・ 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 計測設備（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。

表 3.7-1
設備区分
主要設備

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】附属設備
ドレンポンプ設備【常設】ドレンタンク【常設】遠隔手動弁操作設備【常設】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】
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）【可搬】※1
水源
防火水槽【常設】（ 水 源 に 関 す る 流 淡水貯水池【常設】路，電源設備を含む）
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】原子炉格納容器【常設】真空破壊弁（S/C→D/W）【常設】
注水先－（次頁へ続く）

3.7-7

設備区分
電源設備※2

設備名

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】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】所内蓄電式直流電源設備
AM 用直流 125V 蓄電池【常設】AM 用直流 125V 充電器【常設】※3計装設備
フィルタ装置水位【常設】フィルタ装置入口圧力【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】フィルタ装置金属フィルタ差圧【常設】フィルタ装置スクラバ水 pH【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】※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」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 計測設備」で示す。

3.7-8

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。

3.7.2.1.2 主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
（１）フィルタ装置
材料
放射性物質除去効率
最高使用圧力最高使用温度系統設計流量個数
取付箇所：スクラバ水：水酸化ナトリウム水溶液
以上）：金属フィルタ：SUS316L：99.9%以上（粒子状放射性物質並びに無機よう素に対して）：0.62MPa：200℃：約 31.6kg/s：1：フィルタベント遮蔽壁内（２）よう素フィルタ
材料
放射性物質除去効率
最高使用圧力最高使用温度系統設計流量個数
取付箇所：銀ゼオライト：98%以上（有機よう素に対して）：0.25MPa：200℃：約 15.8kg/s/基：2：フィルタベント遮蔽壁内（３）ラプチャーディスク
設定破裂圧力個数
取付箇所：100kPa：2：フィルタベント遮蔽壁内及び原子炉建屋屋上

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（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 計測設備（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。

3.7-9

3.7.2.1.3 設置許可基準規則第 43 条への適合状況
3.7.2.1.3.1 設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合状況(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。
(ⅱ)適合性
本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置，よう素フィルタ及びラプチャー
ディスク（よう素フィルタ上流側）は，屋外（フィルタベント遮蔽壁内）に設置されてい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た場合における屋外（フィルタベント遮蔽壁内）の環境条件及び荷重条件を考慮し，以下の表 3.7-2 に示す。
ラプチャーディスク（よう素フィルタ下流側）は，原子炉建屋屋上に設置され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た場
合に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，以下の表 3.7-3に示す。
また，降水及び凍結により機能を損なわないよう，放出口が屋外に開放される配管については雨水が蓄積しない構造とするとともに，フィルタ装置外面にはヒーター及び保温材を設置することによる凍結防止対策を行う。なお，
ヒーターが使用できない場合においても 24 時間以上はスクラバ水が凍結しないことを確認している。
（50-4-2～50-4-15）

3.7-10表 3.7-2 想定する環境条件及び荷重条件（フィルタベント遮蔽壁内）
考慮する外的事象
対応
温度・圧力・湿度・放射 設置場所であるフィルタベント遮蔽壁内（屋外）で想定線される温度，圧力，湿度及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。
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 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
設置場所であるフィルタベント遮蔽壁内（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応力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，電磁波により機能が損なわれない設計とする。
表 3.7-3 想定する環境条件及び荷重条件（原子炉建屋屋上）
考慮する外的事象
対応
温度・圧力・湿度・放射 設置場所である原子炉建屋屋上で想定される温度，圧力，
線
湿度及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。
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 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
設置場所である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応力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。
格納容器圧力逃がし装置の操作は，重大事故等が発生した場合の二次格納施設内の環境を考慮し，また，電源喪失時においても操作可能なように，原子炉建屋の二次格納施設外よりエクステンションジョイントを介しての人力操作が可能な設計とする。

3.7-11

(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。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

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
より環境へ放出することで，格納容器圧力逃がし装置による格納容器減圧が可能である。また，二次隔離弁については電源が復旧することにより，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も可能である。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時等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。
格納容器圧力逃がし装置使用時に，格納容器圧力逃がし装置に接続される系統との隔離のための弁（換気空調系一次隔離弁，非常用ガス処理系一次隔離弁，非常用ガス処理系フィルタ装置出口隔離弁 A 及び B，非常用ガス処理系
U シール隔離弁）については，中央制御室により閉操作，若しくは閉確認をすることができる。なお，換気空調系，非常用ガス処理系には，格納容器圧力逃がし装置との隔離を確実にするため，手動駆動の二次隔離弁をそれぞれ設置しているが，これらの弁については通常時閉とし，さらに運転操作上，弁を開とする必要が生じた場合には，速やかに弁の操作を実施できるよう運転員を近傍に配置し，緊急時には即座に弁の閉操作を可能とすることで，格納容器圧力逃がし装置使用時には，これらの弁が確実に閉となるような運用とする。
格納容器圧力逃がし装置使用前には，フィルタ装置ドレン移送ポンプの水張り操作を実施する。このために操作が必要な弁については，現場（フィルタベント遮蔽壁内（附室），原子炉建屋近傍屋外）にて操作する設計であるが，格納容器圧力逃がし装置使用前の操作であることから，現場の放射線量は低
く，確実に操作することが可能である。
格納容器圧力逃がし装置使用中には，フィルタ装置水位調整（水張り），フ
ィルタ装置水位調整（水抜き），フィルタ装置スクラバ水 pH 調整，ドレンタ
ンク水抜き，ドレン移送ラインの窒素パージを実施する。このために操作が必要な弁，ポンプ起動のスイッチ，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級），可搬型
窒素供給装置，pH 調整のための機器の接続については，現場（フィルタベン
ト遮蔽壁内（附室），原子炉建屋近傍屋外）にて操作，作業をする設計であるが，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，現場の放射線量を下げるこ
3.7-12

とにより，想定される重大事故時等の環境下においても，確実に操作，作業をすることが可能である。
格納容器圧力逃がし装置使用後には，フィルタ装置水位調整（水抜き），格
納容器圧力逃がし装置系統の窒素パージを実施する。このために操作が必要
弁，ポンプ起動のスイッチ，可搬型窒素供給装置の接続については，現場（フィルタベント遮蔽壁内（附室），原子炉建屋近傍屋外）にて操作，作業をする設計であるが，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，現場の放射線量を下げることにより，想定される重大事故時等の環境下においても，確実に操作，作業をすることが可能である。
表 3.7-4 に各操作場所を示す。
（50-4-8～50-4-16）
表 3.7-4

操作対象機器

機器名称
フィルタ装置

状態の変化
－

操作場所

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）
一次隔離弁（ドライウェル側）

弁閉→弁開

原子炉建屋地下１階（二次格納施設外）

弁閉→弁開

原子炉建屋地上２階（二次格納施設外）

二次隔離弁

弁閉→弁開

中央制御室

手動操作
（エクステンション
ジョイント）
手動操作（エクステンション
ジョイント）
スイッチ操作弁閉→弁開

原子炉建屋地上３階（二次格納施設外）

二次隔離弁バイパス弁

弁閉→弁開

原子炉建屋地上３階（二次格納施設外）

換気空調系
一次隔離弁
非常用ガス処理系
一次隔離弁
非常用ガス処理系
フィルタ装置出口隔離弁 A
非常用ガス処理系
フィルタ装置出口隔離弁 B
非常用ガス処理系 U シール隔離弁
FCVS フィルタベント装置ドレン移送ポンプ入口弁 A
FCVS フィルタベント装置ドレン移送ポンプ入口弁 B

弁閉確認

中央制御室

手動操作
（エクステンション
ジョイント）
手動操作（エクステンション
ジョイント）
スイッチ操作※１

弁閉確認

中央制御室

スイッチ操作※１

弁閉確認

中央制御室

スイッチ操作※１

弁閉確認

中央制御室

スイッチ操作※１

弁開→弁閉

中央制御室

スイッチ操作※１

弁閉→弁開

原子炉建屋近傍屋外

手動操作

弁閉→弁開

原子炉建屋近傍屋外

手動操作（次頁へ続く）3.7-13

機器名称
FCVS フィルタベント装置遮蔽壁内側ドレン弁
FCVS フィルタベント装置移送
ポンプテストライン止め弁
FCVS フィルタベント装置ドレン移送ポンプ吐出側第一止め弁
FCVS フィルタベント装置ドレン移送ポンプ吐出側第二止め弁
FCVS フィルタベント装置ドレ
ンライン二次格納施設外側止め弁
FCVS フィルタベント装置給水
ライン元弁
FCVS フィルタベント装置ドレ
ンタンク出口止め弁
FCVS フィルタベント装置ドレ
ンライン N2 パージ用元弁
FCVS PCV ベントラインフィル
タベント側 N2 パージ用元弁
ドレンポンプ設備

状態の変化
弁閉→弁開

操作方法
手動操作

弁閉→弁開

操作場所
フィルタベント
遮蔽壁内（附室）
原子炉建屋近傍屋外

弁閉→弁開

原子炉建屋近傍屋外

手動操作

弁閉→弁開

原子炉建屋近傍屋外

手動操作

弁閉→弁開

原子炉建屋近傍屋外

手動操作

弁閉→弁開

原子炉建屋近傍屋外

手動操作

弁閉→弁開

手動操作

弁閉→弁開

フィルタベント
遮蔽壁内（附室）
原子炉建屋近傍屋外

弁閉→弁開

原子炉建屋近傍屋外

手動操作

起動・停止

スイッチ操作

起動・停止

フィルタベント
遮蔽壁内（附室）
原子炉建屋近傍屋外

可搬型窒素供給装置
可搬型代替注水ポンプ（A-2
級）

起動・停止

原子炉建屋近傍屋外

スイッチ操作

スクラバ水 pH 制御設備

起動・停止

原子炉建屋近傍屋外

スイッチ操作※２

手動操作

手動操作

スイッチ操作※１ 中央制御室にてランプ確認を行う
全閉でないことが確認された場合はスイッチ操作にて閉操作を行う※２ スクラバ水 pH 制御設備については，可搬型のタンク，空気駆動ポンプ及び付属機器で構成
され，タンク内の水酸化ナトリウム水溶液を可搬型窒素供給装置によって駆動する空気駆動ポンプを用いてフィルタ装置給水口より注入する(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。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置は，表 3.7-5 に示すようにプラン
ト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な設計とする。
3.7-14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交換可能な設計とする。
また，プラント停止中に，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側並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の主配管は漏洩確認を実施することで，機能・性能試験が確認可能な設計とする。
（50-6-2～50-6-8）
表 3.7-5 格納容器圧力逃がし装置の試験及び検査
プラント状態
項目内容
停止中
機能・性能試験
漏洩確認
銀ゼオライトよう素除去性能確認
弁動作試験
弁開閉動作の試験
外観検査
フィルタ装置，よう素フィルタの容器
外面並びに内部構造物の外観の確認
交換
ラプチャーディスクの交換(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。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置，よう素フィルタ及びラプチャー
ディスクについては本来の用途以外の用途には使用しない。
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開操作することにより，ベントガスをフィルタ装置及びよう素フィルタに導くことが可能である。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も可能である。
これにより，図 3.7-2 及び図 3.7-3 で示すタイムチャートの通り速やかに切り替え可能とすることが可能。
（50-4-8～50-4-13）
3.7-15

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

60

50

70

80

備考

減圧及び除熱開始 70分

要員（数）通信手段確保、電源確認

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

2

現場運転員Ｃ，Ｄ

2

系統構成

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
Ｗ／Ｗベン ト弁 遠隔手動弁操作設備によ る 開操作

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

10

0

20

30

40

35分 系統構成完了

要員（数）

50

60

備考

80

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

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）

図 3.7-2

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

移動・系統構成

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

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）タイムチャート＊
経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

60

50

70

減圧及び除熱開始 70分

要員（数）通信手段確保、電源確認

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

2

現場運転員Ｃ，Ｄ

2

系統構成

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（D/Wベント）

移動、電源確保
Ｄ／Ｗベン ト弁 遠隔手動弁操作設備によ る 開操作

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

0

10

35分 系統構成完了

要員（数）

20

30

40

50

60

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

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）

図 3.7-3

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

移動・系統構成

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による原子炉格納容器内の減圧及び除熱（D/W ベント）タイムチャート＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての 1．7 示すタイムチャー
ト

3.7-16

備考(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，悪影響防止等について」に示す。
格納容器圧力逃がし装置は，他号炉とは共用しない設計とする。
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，換気空調系並
びに耐圧強化ベント系が接続されている。
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。また，2 つ目の弁（二次隔離弁）は通常時閉の手動駆動弁である。これら手動駆動弁については運転操作上，弁を開とする必要が生じた場合には，速やかに弁の操作を実施できるよう運転員を近傍に配置し，緊急時には即座に弁の閉操作を可能とすることで，格納容器圧力逃がし装置使用時には，これらの弁が確実に閉となるような運用とする。
また，耐圧強化ベント系は二次隔離弁とフィルタ装置入口弁との間に接続され，系統を隔離する弁は各 2 弁ずつ設置してある。格納容器圧力逃がし装置から 1 つ目の弁は通常時閉，電源喪失時にはフェイルクローズにより閉となる空気駆動弁である。2 つ目の弁について，非常用ガス処理系フィルタ装置に接続する弁は通常時閉の電動駆動弁であり，電源喪失時にはアズイズとなるため，
中央制御室での閉確認が必要である。また，排気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，U シールドレンを介して原子炉建屋内に接続されている。通常時は U シール部は水シールされており，原子炉建屋内に開放されていないが，念のためにベント実施前に中央制御室で当該弁の閉操作を行う運用とする。
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。
（50-5-2～50-5-3）

3.7-17

表 3.7-6
取合系統
非常用ガス処理系

換気空調系

他系統との隔離弁

系統隔離弁
非常用ガス処理系
一次隔離弁
非常用ガス処理系
二次隔離弁
換気空調系一次隔離弁

駆動方式
空気駆動
手動
空気駆動

動作
通常時閉
電源喪失時閉
通常時閉
通常時閉
電源喪失時閉
通常時閉
通常時閉
電源喪失時閉
通常時閉（自動起動
インターロック有）
通常時開換気空調系二次隔離弁
手動
耐圧強化ベント系
一次隔離弁
空気駆動（耐圧強化ベント弁※）
二次隔離弁
電動駆動
（フィルタ装置
出口隔離弁 A/B）
二次隔離弁
電動駆動
（非常用ガス処理系
U シール隔離弁）※ 耐圧強化ベント使用時に切り替え操作が必要（中央制御室若しくは現場にて容易に切り替え可能）

3.7-18

(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。

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，フィルタ装置へ接続する屋
外配管やドレン移送設備についても，同様に高放射線量となることから，機器の周囲に鉄板遮蔽を設置している。
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。
（50-4-8～50-4-13）
表 3.7-7

操作対象機器設置場所

機器名称
フィルタ装置

設置場所
フィルタベント遮蔽壁内－

よう素フィルタ

フィルタベント遮蔽壁内－フィルタベント遮蔽壁内
原子炉建屋屋上
一次隔離弁
原子炉建屋地下１階（サプレッション・チェンバ側） （二次格納施設内）

－

一次隔離弁
（ドライウェル側）
二次隔離弁

原子炉建屋地上２階（二次格納施設外）
中央制御室
原子炉建屋地上３階（二次格納施設外）

ラプチャーディスク

原子炉建屋地上２階（二次格納施設内）
原子炉建屋地上３階（二次格納施設内）

操作場所

原子炉建屋地下１階（二次格納施設外）（次頁へ続く）3.7-19

機器名称
二次隔離弁バイパス弁

設置場所
原子炉建屋地上３階（二次格納施設内）
原子炉建屋地上３階（二次格納施設内）
原子炉建屋地上３階（二次格納施設内）
原子炉格納容器内

操作場所
原子炉建屋地上３階（二次格納施設外）
中央制御室

非常用ガス処理系
フィルタ装置出口隔離弁 A
非常用ガス処理系
フィルタ装置出口隔離弁 B
非常用ガス処理系
U シール隔離弁
FCVS フィルタベント装置ドレン
移送ポンプ入口弁 A

原子炉建屋地上３階（二次格納施設内）
原子炉建屋地上３階（二次格納施設内）
原子炉建屋地上４階（二次格納施設内）
原子炉建屋近傍屋外

中央制御室

FCVS フィルタベント装置ドレン
移送ポンプ入口弁 B
FCVS フィルタベント装置遮蔽壁
内側ドレン弁FCVS フィルタベント装置移送ポ
ンプテストライン止め弁
FCVS フィルタベント装置ドレン
移送ポンプ吐出側第一止め弁
FCVS フィルタベント装置ドレン
移送ポンプ吐出側第二止め弁
FCVS フィルタベント装置ドレン
ライン二次格納施設外側止め弁
FCVS フィルタベント装置給水ラ
イン止め弁
FCVS フィルタベント装置ドレン
タンク出口止め弁
FCVS フィルタベント装置ドレン
ライン N2 パージ用元弁
FCVS PCV ベントラインフィルタ
ベント側 N2 パージ用元弁
ドレンポンプ設備

原子炉建屋近傍屋外

原子炉建屋近傍屋外

フィルタベント遮蔽壁内
原子炉建屋近傍屋外

フィルタベント遮蔽壁内（附室）
原子炉建屋近傍屋外

原子炉建屋近傍屋外

原子炉建屋近傍屋外

原子炉建屋近傍屋外

原子炉建屋近傍屋外

原子炉建屋近傍屋外

原子炉建屋近傍屋外

原子炉建屋近傍屋外

原子炉建屋近傍屋外

フィルタベント遮蔽壁内
原子炉建屋近傍屋外

フィルタベント遮蔽壁内（附室）
原子炉建屋近傍屋外

原子炉建屋近傍屋外

原子炉建屋近傍屋外

原子炉建屋近傍屋外

フィルタベント遮蔽壁内
（附室）

換気空調系
一次隔離弁
非常用ガス処理系
一次隔離弁
真空破壊弁

3.7-20

中央制御室
－

中央制御室
中央制御室
原子炉建屋近傍屋外

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。

3.7.2.1.3.2

設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合状況(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。
(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，重大事故時等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・チェンバへ移送することで，フィルタ装置を長期間使用可能な設計とする。
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
要因に対しても，無機よう素に対する除去効率を 99.9%以上を確保可能な以上を保持可能な添加濃度とする。
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。
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，吸着層とベントガスとの接触時間を十分に確保することにより，有機よう素に対する除去効率が 98%以上となる設計とする。
ラプチャーディスクの破裂圧力は，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い圧力として 0.1MPa で破裂する設計とする。
（50-7-2～50-7-9）(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て」に示す。

多様性，位置的分散，悪影響防止等につい

3.7-21

格納容器圧力逃がし装置は，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。
（50-5-2～50-5-3）(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。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1て」に示す。

多様性，位置的分散，悪影響防止等につい

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，駆動方式，
ヒートシンクについて多様性を有した設計とする。
一方で，設置許可基準規則第 48 条においては，常設耐震重要重大事故防止
設備兼常設重大事故緩和設備と整理し，格納容器スプレイ冷却系の安全機能を代替する。当該設備は，原子炉格納容器内の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て大気放出することにより，原子炉格納容器の過圧破損を防止するものである。
格納容器スプレイ冷却系については，サプレッション・チェンバ内のプー
ル水をドライウェル及びサプレッション・チェンバの気層部にスプレイし，崩壊熱及び燃料の過熱に伴う燃料被覆管（ジルカロイ）と水の反応による発生熱を除去するものである。ドライウェルにスプレイされた水は，ベント管を通ってサプレッション・チェンバ内に戻り，サプレッション・チェンバ内にスプレイされた水とともに残留熱除去系ポンプにより，熱交換器によって冷却された後，再びスプレイされる。
したがって，当該系統については目的を果たすための原理及び構成機器を共有するものではなく，更には設置エリアは近接していないため，共通要因
によって同時に機能喪失となることはない。

3.7-22

3.7.2.2

代替格納容器圧力逃がし装置

3.7.2.2.1 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。
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構成し，ベントガス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フィルタ装置，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設ける排気管を通して放出する。
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第一優先とするが，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（ドライウェル
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・チェンバ内のガスは真空破壊弁を経由してドライウェルへ排出する。
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
ンポンプが設置される。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，地下ピット内に常設している薬液タンクを用いて薬液濃度を調整する。一方で，本系統の使用した際には，原子炉格納容器内に含まれる非凝縮性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。
本系統全体の概要図を図 3.7-4，本系統に属する重大事故対処設備を表 3.7-8 に示す。
本系統は，中央制御室での弁操作によって原子炉格納容器からの排気ラインの流路構成を行うことにより，ベントを実施可能である。また，全電源喪失により中央制御室からの弁操作が不可能となった場合においても，現場での弁操作によりベントを実施することが可能である。

3.7-23図 3.7-4

代替格納容器圧力逃がし装置

3.7-24

系統概要図

MO

MO

※

※

※

フィルタ
装置

よう素
フィルタ

LＳ

ドレンタンク水位

ドレンポンプ設備

MO ※

MO ※

ド
レ
ン
タ
ン
ク

RE

pH

LT

フィルタ装置
出口放射線モニタ

遠隔手動弁
操作設備

フィルタ装置出口配管圧力H2E

フィルタ装置スクラバ水pH

フィルタ装置水位

ドレンポンプ流量FE

遠隔手動弁操作設備

フィルタ装置水素濃度

PT

フィルタ装置入口圧力PI

ラプチャーディスク

MO

ＤP 金属フィルタ差圧

フィルタ装置水素濃度

H2E

Ｎ2供給ライン

補給水ライン

電動弁を並列に二台設置することにより，信頼性の向上を図る

代替格納容器圧力容器
逃がし装置室空調

薬液
タンク

オリフィス
Ｎ2ベントライン

ラプチャーディスクフィルタ装置出口圧力 PT

可搬型窒素供給装置

可搬型代替注水ポンプ(A-2級）

Ｎ2ベントライン

原子炉建屋

二次格納施設重大事故等対処設備（附属設備等）

重大事故等対処設備（主要設備）

MO

MO

※
MO

MO

MO

サプレッション・
チェンバ

原
子
炉
圧
力
容
器

ドライウェル

非常用ガス処理系へ

原子炉建屋区域・タービン区域
換気空調系へ

AO

AO

AO

AO

パージ用排風機

AO

AO

MO

AO
AO

主排気筒へ

格納容器圧力逃がし装置へ

・ 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 計測設備（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。
・

表 3.7-8
設備区分
主要設備

代替格納容器圧力逃がし装置に関する重大事故等設備一覧
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】附属設備
代替格納容器圧力逃がし装置室空調【常設】ドレンポンプ設備【常設】ドレンタンク【常設】遠隔手動弁操作設備【常設】薬液タンク【常設】
可搬型窒素供給装置【可搬】
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）【可搬】※1
水源
防火水槽【常設】（ 水 源 に 関 す る 流 淡水貯水池【常設】路，電源設備を含む）
流路
代替格納容器圧力逃がし装置 配管・弁【常設】原子炉格納容器【常設】真空破壊弁(S/C→D/W)【常設】
注水先－（次頁へ続く）3.7-25

設備区分
電源設備※2

設備名
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】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】所内蓄電式直流電源設備
AM 用直流 125V 蓄電池【常設】AM 用直流 125V 充電器【常設】※3計装設備
フィルタ装置水位【常設】フィルタ装置入口圧力【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】フィルタ装置金属フィルタ差圧【常設】フィルタ装置スクラバ水 pH【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】※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」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 計測設備」で示す。

3.7-26

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。

3.7.2.2.2 主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
（１）フィルタ装置
材料
放射性物質除去効率
最高使用圧力最高使用温度系統設計流量個数
取付箇所：スクラバ水：水酸化ナトリウム水溶液
以上）：金属フィルタ：SUS316L：99.9%以上（粒子状放射性物質並びに無機よう素に対して）：0.62MPa：200℃：約 31.6kg/s：1：フィルターベント地下ピット（２）よう素フィルタ
材料
放射性物質除去効率
最高使用圧力最高使用温度系統設計流量個数
取付箇所：銀ゼオライト：98%以上（有機よう素に対して）：0.25MPa：200℃：約 15.8kg/s/基：2：フィルターベント地下ピット（３）ラプチャーディスク
設定破裂圧力個数
取付箇所：100kPa：2：フィルターベント地下ピット及び原子炉建屋の二次格納施設外

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）」,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 計測設備（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。

3.7-27

3.7.2.2.3 設置許可基準規則第 43 条への適合状況
3.7.2.2.3.1 設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合状況(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。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
代替格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置，よう素フィルタ及びラプチャーディスク（よう素フィルタ上流側）は，常設で地下ピット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が発生した場合における，地下ピット内の環境条件及び荷重条件を考慮し，以下の表 3.7-9 に示すような設計とする。
ラプチャーディスク（よう素フィルタ下流側）は，原子炉建屋の二次格納施設外に設置され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た場合における原子炉建屋の二次格納施設外の環境条件及び荷重条件を考慮し，以下の表 3.7-10 に示す。
表 3.7-9 環境条件及び荷重条件（フィルターベント地下ピット内）
考慮する外的事象
対応
温度・圧力・湿度・ 設置場所であるフィルターベント地下ピット内で想定放射線される温度，圧力，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 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受影響けない。
海水を通水する系 海水を通水することはない。
統への影響
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
フィルターベント地下ピット内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても，電磁波により機能が損なわれない設計とする。

3.7-28

表 3.7-10 想定する環境条件及び荷重条件（原子炉建屋の二次格納施設外）
考慮する外的事象
対応
温度・圧力・湿度・ 設置場所である原子炉建屋の二次格納施設外で想定さ放射線れる温度，圧力，湿度及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。
屋外の天候による 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受影響けない。
海水を通水する系 海水を通水しない。
統への影響
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
原子炉建屋内に設置するため，風（台風）及び積雪の影
響は受けない。
電磁的障害
重大事故等が発生した場合においても，電磁波により機能が損なわれない設計とする。

(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。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

代替格納容器圧力逃がし装置の流路に接続される弁（一次隔離弁並びに二次隔離弁（サプレッション・チェンバ側又はドライウェル側））を中央制御室
より開操作することにより，原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，排気口より環境へ放出することで，代替格納容器圧力逃がし装置による格納減圧が可能である。これらの弁は，電源喪失時においては遠隔手動弁操作設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が可能である。また，流路に設けるラプチャーディスクは，代替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時等の環境下においても，確実に操作することが可能である。操作対象機器を表 3.7-11 に示す。

3.7-29

表 3.7-11
機器名称
フィルタ装置よう素フィルタ
ラプチャーディスク
一次隔離弁（サプレッション・
チェンバ側）

操作対象機器

状態の変化

操作場所

操作方法

－
－
閉止→破裂
弁閉→弁開

－
－
－
中央制御室

－
－
－
スイッチ操作

弁閉→弁開

原子炉建屋
（二次格納施設外）

一次隔離弁（ドライウェル側）

弁閉→弁開

中央制御室

手動操作
（エクステンション
ジョイント）
スイッチ操作

弁閉→弁開

原子炉建屋
（二次格納施設外）

二次隔離弁（サプレッション・
チェンバ側）

弁閉→弁開
弁閉→弁開

中央制御室
原子炉建屋
（二次格納施設外）

二次隔離弁（ドライウェル側）

弁閉→弁開
弁閉→弁開

中央制御室
原子炉建屋
（二次格納施設外）

手動操作（エクステンション
ジョイント）
スイッチ操作
手動操作（エクステンション
ジョイント）
スイッチ操作
手動操作（エクステンション
ジョイント）(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。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

代替格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置は，表 3.7-12 に示すように，
プラント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交換可能な設計とする。
また，プラント停止中に，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側並びにドライウェル側），二次隔離弁（サプレッション・チェンバ側並びにドライウェル側）については弁開閉試験を実施し，さらに代替格納容器圧力逃がし装置の主配管は漏洩確認を実施することで，機能・性能試験が確認可能な設計とする。
（50-6-2～50-6-8）
3.7-30表 3.7-12 代替格納容器圧力逃がし装置の試験及び検査
プラント状態
項目内容
停止中
機能・性能試験
漏洩確認
銀ゼオライトよう素除去性能確認
弁動作試験
弁開閉動作の確認
外観検査
フィルタ装置，よう素フィルタの容器
外面並びに内部構造物の外観の確認
交換
ラプチャーディスクの交換(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。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

代替格納容器圧力逃がし装置については他系統とは独立した系統構成であることから，切り替え操作は不要である。
（50-5-4～50-5-5）(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て」に示す。

多様性，位置的分散，悪影響防止等につい

代替格納容器圧力逃がし装置は，他の系統及び機器とは共用しない。
（50-5-4～50-5-5）(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。
3.7-31

(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
代替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は表3.7-13 に示す通りであるが，電源喪失時においてこれらの弁を操作する際の現場での操作位置は，重大事故等時に放射線が高くなる恐れの少ない原子炉
建屋の二次格納施設外に設置する。また，二次格納施設内の高線量配管に対して二次格納施設壁厚さが足りないため，遮蔽効果が不十分である場合は，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。
表 3.7-13
機器名称
フィルタ装置よう素フィルタ
ラプチャーディスク
一次隔離弁（サプレッション・
チェンバ側）

操作対象機器設置場所

設置場所
フィルターベント地下ピット
フィルターベント地下ピット
フィルターベント地下ピット
原子炉建屋（二次格納施設外）
原子炉建屋（二次格納施設内）

一次隔離弁（ドライウェル側）

原子炉建屋（二次格納施設内）

二次隔離弁（サプレッション・
チェンバ側）
二次隔離弁（ドライウェル側）

原子炉建屋（二次格納施設内）

真空破壊弁

原子炉格納容器内

原子炉建屋（二次格納施設内）

3.7-32

操作場所
－
－
－
中央制御室
原子炉建屋
（二次格納施設外）
中央制御室
原子炉建屋
（二次格納施設外）
中央制御室
原子炉建屋
（二次格納施設外）
中央制御室
原子炉建屋
（二次格納施設外）－

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。

3.7.2.2.3.2

設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合状況(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。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
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・チェンバへ移送することで，フィルタ装置を長期間使用可能な設計とする。
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
要因に対しても，無機よう素に対する除去効率を 99.9%以上を確保可能な以上を保持可能な添加濃度とする。
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。
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，吸着層とベントガスとの接触時間を十分に確保することにより，有機よう素に対する除去効率が 98%以上となる設計とする。
ラプチャーディスクの破裂圧力は，代替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い
圧力として 0.1MPa で破裂する設計とする。
（50-7-2～50-7-9）(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て」に示す。

多様性，位置的分散，悪影響防止等につい

3.7-33

代替格納容器圧力逃がし装置は，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。
（50-5-4～50-5-5）(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。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1て」に示す。

多様性，位置的分散，悪影響防止等につい

代替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
が，代替機能を持つ重大事故等対処設備である格納容器圧力逃がし装置に対して多重性，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，駆動方式，
ヒートシンクについて多様性を有した設計とする。
一方で，設置許可基準規則第 48 条においては，常設耐震重要重大事故防止
設備兼常設重大事故緩和設備と整理し，格納容器スプレイ冷却系の安全機能を代替する。当該設備は，原子炉格納容器内の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て大気放出することにより，原子炉格納容器の過圧破損を防止するものである。
格納容器スプレイ冷却系については，サプレッション・チェンバ内のプー
ル水をドライウェル及びサプレッション・チェンバの気層部にスプレイし，崩壊熱及び燃料の過熱に伴う燃料被覆管（ジルカロイ）と水の反応による発生熱を除去するものである。ドライウェルにスプレイされた水は，ベント管を通ってサプレッション・チェンバ内に戻り，サプレッション・チェンバ内にスプレイされた水とともに残留熱除去系ポンプにより，熱交換器によって冷却された後，再びスプレイされる。
したがって，当該系統については目的を果たすための原理及び構成機器を共有するものではなく，更には設置エリアは近接していないため，共通要因
によって同時に機能喪失となることはない。

3.7-34

3.7.2.3 代替循環冷却系
3.7.2.3.1 設備概要
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
原子炉圧力容器への注水及び格納容器スプレイを行うとともに，可搬型の熱交換器ユニット及び代替原子炉補機冷却海水ポンプ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的に設ける系統である。
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，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で構成される。
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，復水補給水系配管，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スプレイを行うことも可能とする。
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，ペデスタルを経て，連通孔からサプレッション・チェンバに流出することにより，循環冷却ラインを形成する。
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，発電所構内の高台に配備した代替交流
電源設備からの給電が可能な設計としている。
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，重大事故時におけるサプレッション・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うには，原子炉補機冷却系からの冷却水の供給により，残留熱除去系熱交換器を介した冷却機能を確保する。
二次側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，代替原子炉補機冷却海水ポンプで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。熱交換した後の排水は，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代替原子炉補機
冷却海水ポンプを含む海水側配管は，専用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，専用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。
なお，代替循環冷却系の機能を確保する際に使用する系統からの核分裂生成物の放出を防止するため，代替循環冷却系による循環ラインは閉ループにて構成する。
本系統全体の概要図を図 3.7-5，本系統に属する重大事故対処設備を表 3.7-14 に示す。
3.7-35

図 3.7-5

外部接続口

F

MO

MO

F

MO

MO

F

AO

代替循環冷却系

3.7-36
ＭＵＷＣ
(C)

SPCU

MO

MO

MO

MO

MO

系統概要図

HPCF
（B）

MO

MO

MO

S/Cへ

SPHタイライン

原子炉へ

MO

MO

①へ

代替循環冷却系（一次系・既設流用部）
代替循環冷却系（一次系・新規設置部）
代替循環冷却系（二次系）

ＨＰＣＦ（Ｂ）
テストライン

S/Cクーリングライン

Hｘ
（B）

（略語）
RHR ： 残留熱除去系
HPCF ： 高圧炉心注水系
SPCU ： サプレッションプール水浄化系
MUWC ： 復水補給水系
S/C： サプレッション・チェンバ
SPH： サプレッションプール水排水系
MO： 電動駆動弁
AO： 空気駆動弁
Hx： 熱交換器
F
： 流量計

MO

ＲＨＲ
（B）

MO

代替Hx

・ 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 計測設備（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。

MO

廃棄物処理建屋

ＭＵＷＣ
(B)

格納容器
下部注水

炉注水

格納容器スプレイ

原子炉格納容器

MO

ＭＵＷＣ
(A)

MO

MO

MO MO

AO

MO

MO
MO

復水貯蔵槽

タービン建屋へ

RHR洗浄水ライン

RHR(A)系①より

RHR(B)系

MO

MO

MO

MO

表 3.7-14
設備区分
主要設備

附属設備
水源※1
（水源に関する流路，電源設備を含む）
流路

注水先
電源設備※2

代替循環冷却系に関する重大事故等対処設備一覧
設備名
復水移送ポンプ【常設】熱交換器ユニット【可搬】
代替原子炉補機冷却海水ポンプ【可搬】
代替原子炉補機冷却海水ストレーナ【可搬】
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）【可搬】
サプレッション・チェンバ【常設】防火水槽【常設】
淡水貯水池【常設】原子炉補機冷却系 配管・弁・サージタンク【常設】残留熱除去系 熱交換器【常設】代替循環冷却系 配管・弁【常設】残留熱除去系・高圧炉心注水系・復水補給水系・給水系・格納容器下部注水系 配管・弁・ストレーナ・スパージャ・スプレイヘッダ【常設】
ホース【可搬】
海水貯留堰
スクリーン室取水路
原子炉圧力容器【常設】原子炉格納容器【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
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】3.7-37

設備区分
計装設備※3

設備名
復水補給水系流量（原子炉圧力容器）【常設】
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】復水補給水系温度（代替循環冷却）【常設】
サプレッション・チェンバ・プール水温度【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】※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」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 計測設備」で示す。

3.7-38

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。

3.7.2.3.2 主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
（１）復水移送ポンプ種類
容量
揚程
最高使用圧力最高使用温度
個数
取付箇所

：うず巻形
：125m3/h/台：85m：1.37MPa
1.7MPa（重大事故等時における使用時の値）：66℃
85℃（重大事故等時における使用時の値）：2（予備 1）
：廃棄物処理建屋地下 3 階（２）熱交換器ユニット（6 号及び 7 号炉共用）
容量：23.0 MW/式
（海水温度 30℃において）最高使用圧力：淡水側 1.37MPa／海水側 0.6MPa
淡水側 1.37MPa／海水側 1.4MPa
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
1（予備 1）とする。
代替原子炉補機冷却水ポンプ
容量：300 m3/h/台
600 m3/h/台
揚程：75m
最高使用圧力：1.37MPa
最高使用温度：70℃
原動機出力：110kW
200kW
個数
：2
1
熱交換器
伝熱面積

：

個数

：1

m2/式
m2/式

3.7-39（３）代替原子炉補機冷却海水ポンプ（6 号及び 7 号炉共用）
種類
：うず巻形
容量
：420m3/h/台
揚程：35m
最高使用圧力：0.5MPa
最高使用温度
：40℃
原動機出力
：75kW
個数
：2（予備 2）
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
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（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）」，計測制御設備
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。

3.7-403.7.2.3.3 設置許可基準規則第 43 条への適合状況
3.7.2.3.3.1 設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合状況(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。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
復水移送ポンプは，廃棄物処理建屋地下 3 階に設置してい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た場合における，廃棄物処理建屋の環境条件及び荷重条件を考慮し，以下の表 3.7-15 に示す設計とする。
熱交換器ユニット及び代替原子炉補機冷却海水ポンプは，可搬型で屋外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た場合における，屋外の環境条件及び荷重条件を考慮し，以下の表 3.7-16 に示す設計とする。また，降水及び凍結により機能を損なわないよう防水対策を行うと共に，凍結評価により凍結しないことを確認する。更に，常時海水を通水する熱交換器ユニット内の一部，及び代替原子炉補機冷却海水ポンプは，耐腐食材料を使用し，ストレーナを設置することで異物の流入を防止する設計とする。
（50-4-16～50-4-36，50-8-3）
表 3.7-15 想定する環境条件及び荷重条件（復水移送ポンプ）考慮する外的事象
対応
温度・圧力・湿度・ 設置場所である廃棄物処理建屋で想定される温度，圧
放射線
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 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受響けない。
海水を通水する系統 海水を通水しない。
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
廃棄物処理建屋内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
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。

3.7-41

表 3.7-16 想定する環境条件及び荷重条件（熱交換器ユニット及び代替原子炉補機冷却海水ポンプ）
考慮する外的事象
対応
温度・圧力・湿度・ 設置場所である屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線
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。
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 海水を通水する機器については，海水の影響を考慮したへの影響設計とする。
地震
設置場所で想定される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，治具により転倒防止対策を行う。（詳細は「2.1.2 耐震設計の基本方針」に示す。
風（台風）・積雪
設置場所である屋外で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないことを応力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。

(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。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

復水移送ポンプの起動及び系統構成に必要な弁は，中央制御室及び廃棄物処理建屋内で操作する。
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の手動操作が可能な設計とする。中央制御室に設置する操作盤の操作器，表示器及び銘板は，操作者の操作・監視性を考慮しており，また，十分な操作空間を確保することで，確実に操作できる設計とする。想定される重大事故時の環境条件（被ばく影響）を考慮し，確実に操作できる設計とする。
代替原子炉補機冷系の熱交換器ユニット及び代替原子炉補機冷却海水ポン
プは，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可能である。また熱交換器ユニットに関しては必要に応じて治具により設置場所であるタービン建屋脇にて転倒防止を行い，代替原子炉補機冷却海水ポンプに関しては，専用治具を用いて確実に設置可能とする。
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3.7-42

器ユニット及び代替原子炉補機冷却海水ポンプの操作を行う。操作盤の操作
器，表示器は，誤操作防止のために名称が明記することで操作者の操作・監視性を考慮しており，かつ十分な操作空間を確保し容易に操作可能とする。
その他操作が必要な電動弁については，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より，遠隔で弁を開閉することが可能な設計とする。
また，代替循環冷却運転中に残留熱除去系吸込ストレーナが閉塞した状況を想定し，残留熱除去系吸込ストレーナを逆洗操作することが可能な設計とする。具体的な操作としては，残留熱除去系ポンプ炉水吸込弁及び復水補給
水系からの洗浄水弁を開き，復水補給水系に可搬型代替注水ポンプから外部水源を供給することにより，逆洗操作を実施する。
表 3.7-17 に操作対象機器の操作場所を示す。
（50-4-16～50-4-36，50-5-6～50-5-13, 50-11-12）

表 3.7-17

操作対象機器

機器名称
復水移送ポンプ(A)

状態の変化
ポンプ起動

中央制御室

操作方法
スイッチ操作復水移送ポンプ(B)

ポンプ起動

中央制御室

スイッチ操作復水移送ポンプ(C)

ポンプ起動

中央制御室

スイッチ操作残留熱除去系注入弁(A)弁閉→弁開スイッチ操作残留熱除去系洗浄水弁(A)弁閉→弁開

原子炉建屋地上 3 階(二次格納施設外)
中央制御室

残留熱除去系洗浄水弁(B)

弁閉→弁開

中央制御室

スイッチ操作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冷却
ライン隔離弁(B)
タービン建屋負荷遮断弁

弁閉→弁開

原子炉建屋地上 3 階(二次格納施設外)
原子炉建屋地上 3 階(二次格納施設外)
中央制御室

スイッチ操作残留熱除去系高圧炉心注水
系第一止め弁残留熱除去系高圧炉心注水
系第二止め弁残留熱除去系最小流量バイ
パス弁(B)
残留熱除去系熱交換器出口
弁(A)
残留熱除去系熱交換器出口
弁(B)
残留熱除去系圧力抑制室プール水排水系第一止め弁(B)（6 号炉のみ）
サプレッションプール浄化
系復水貯蔵槽側吸込弁

弁閉→弁開

原子炉建屋地上 3 階(二次格納施設外)
原子炉建屋地上 3 階(二次格納施設外)
原子炉建屋地上 3 階(二次格納施設外)
原子炉建屋地上 3 階(二次格納施設外)
原子炉建屋地上 3 階(二次格納施設外)
原子炉建屋地上 3 階(二次格納施設外)

スイッチ操作

原子炉建屋地上 3 階(二次格納施設外)

スイッチ操作

弁閉→弁開
弁開→弁閉

弁閉→弁開
弁開→弁閉
弁開→弁閉
弁開→弁閉
弁閉→弁開

弁開→弁閉

操作場所

スイッチ操作

スイッチ操作
スイッチ操作

スイッチ操作
スイッチ操作
スイッチ操作
スイッチ操作
スイッチ操作（次頁へ続く）3.7-43

機器名称
復水補給水系下部ドライウ
ェル注水流量調節弁
復水補給水系下部ドライウ
ェル注水ライン隔離弁

状態の変化
弁閉→弁開
弁閉→弁開

復水補給水系常／非常用連
弁閉→弁開
絡 1 次止め弁
復水補給水系常／非常用連
弁閉→弁開
絡 2 次止め弁
高圧炉心注水系復水貯蔵槽
弁開→弁閉
出口第一元弁
高圧炉心注水系復水貯蔵槽
弁開→弁閉
出口第二元弁
高圧炉心注水系復水貯蔵槽
弁開→弁閉
出口第三元弁
復水移送ポンプ(A)ミニマム
弁開→弁閉
フロー逆止弁後弁
復水移送ポンプ(B)ミニマム
弁開→弁閉
フロー逆止弁後弁
復水移送ポンプ(C)ミニマム
弁開→弁閉
フロー逆止弁後弁
復水補給水系復水貯蔵槽出弁開→弁閉
口弁
復水補給水系制御棒駆動系
弁開→弁閉
駆動水供給元弁廃棄物処理建屋復水積算流
弁開→弁閉
量計バイパス弁（6 号炉のみ）
熱交換器ユニット
起動停止

操作場所

操作方法
スイッチ操作

原子炉建屋地上 3 階(二次格納施
設外)（6 号炉）
中央制御室（7 号炉）
廃棄物処理建屋地下 3 階

スイッチ操作廃棄物処理建屋地下 3 階

手動操作

廃棄物処理建屋地下 3 階

手動操作

廃棄物処理建屋地下 3 階

手動操作

廃棄物処理建屋地下 3 階

手動操作

廃棄物処理建屋地下 3 階

手動操作

廃棄物処理建屋地下 3 階

手動操作

廃棄物処理建屋地下 3 階

手動操作

中央制御室

手動操作

廃棄物処理建屋地下 2 階（6 号炉） 手動操作
廃棄物処理建屋地下 3 階（7 号炉）
廃棄物処理建屋地下 3 階
手動操作
廃棄物処理建屋地下 3 階

手動操作

タービン建屋脇スイッチ操作

代替原子炉補機冷却水ポンプ
代替原子炉補機冷却海水ポンプ
代替原子炉補機冷却系ユニット出口流量調整弁
代替冷却水供給第二止め弁(B)
代替冷却水戻り第二止め弁(B)
残留熱除去系熱交換器(B)冷
却水出口弁

起動停止

タービン建屋脇スイッチ操作起動停止

タービン建屋脇スイッチ操作弁閉→弁開

熱交換器ユニット内

手動操作

弁閉→弁開

タービン建屋地上 1 階

手動操作

弁閉→弁開

タービン建屋地上 1 階

手動操作

弁閉→弁開

原子炉建屋地上 3 階(二次格納施設外)

スイッチ操作常用冷却水供給側分離弁(B)

弁開→弁閉

中央制御室

スイッチ操作常用冷却水戻り側分離弁(B)
原子炉補機冷却水系ポンプ(B)吸込弁
原子炉補機冷却水系ポンプ(E)吸込弁

弁開→弁閉
弁開→弁閉

中央制御室
タービン建屋地下 1 階

スイッチ操作
手動操作

弁開→弁閉

タービン建屋地下 1 階

手動操作（次頁へ続く）3.7-44

機器名称
原子炉補機冷却海水ポンプ(B)電動機軸受出口弁
原子炉補機冷却海水ポンプ(E)電動機軸受出口弁
換気空調補機非常用冷却水
系冷凍機(B)冷却水温度調節
弁後弁
換気空調補機非常用冷却水
系冷凍機(D)冷却水温度調節
弁後弁

状態の変化
弁開→弁閉

操作場所
タービン建屋地下 1 階

操作方法
手動操作

弁開→弁閉

タービン建屋地下 1 階

手動操作

弁開→弁閉

コントロール建屋地下 2 階

手動操作（次頁へ続く）弁開→弁閉

コントロール建屋地下 2 階

手動操作(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。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

代替循環冷却系は，表 3.7-18 に示すように運転中に機能・性能試験，弁動作試験を，また，停止中に機能・性能試験，弁動作試験と分解検査，外観検査が可能とする。
復水移送ポンプは，プラント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，羽根車等）の状態を確認する分解検査が可能な設計とする。
また，プラント運転中，プラント停止中に，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
トラインを設けることで，機能・性能及び漏洩の有無の確認が可能な系統設計とする。なお，残留熱除去系洗浄水弁（A）から原子炉圧力容器までのライン，残留熱除去系洗浄水弁（B）から原子炉格納容器までのライン，格納容器
下部注水ラインについては，上記の試験に加えて，プラント運転中及びプラ
ント停止中に残留熱除去系洗注入弁（A），残留熱除去系格納容器冷却ライン
隔離弁（B），残留熱除去系格納容器冷却流量調節弁（B），復水補給水系下部
ドライウェル注水ライン隔離弁，復水補給水系下部ドライウェル注水流量調
節弁の弁開閉試験を実施することで機能・性能が確認可能な設計とする。
また，代替循環冷却系の流路を確保するための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についても，プラント運転中及びプラント停止中に弁開閉試験を実施することで機能・性能が確保可能な設計とする。これらの試験を組み合わせることにより，代替循環
冷却系の機能を確認できる設計とする。

3.7-45

プラント状態
運転中

表 3.7-18 復水移送ポンプの試験及び検査項目
内容
機能・性能試験
運転性能，漏洩の確認
弁動作試験
弁開閉動作の確認
機能・性能試験

運転性能，漏洩の確認

弁動作試験

弁開閉動作の確認

分解検査

ポンプ部品の表面状態を，試験及び目視により確認

外観検査

ポンプ外観の確認

停止中

熱交換器ユニット及び代替原子炉補機冷却海水ポンプは，表 3.7-19 に示す
ように停止中に，各機器の機能・性能試験，分解検査及び外観検査が可能であり，運転中には代替原子炉補機冷却水ポンプと弁の動作確認を可能な設計とする。
停止中の試験・検査として，熱交換器ユニットのうち，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験及び目視により確認す
る分解検査が可能な設計とする。代替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が可能である。代替原子炉補機冷却海水ポンプは，ストレーナ及びケーシングを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より確認する分解検査が可能な設計とする。
運転中の試験・検査として，代替原子炉補機冷却海水ポンプ，系統を構成する弁は，単体で動作確認可能な設計とする。
表 3.7-19 熱交換器ユニット及び代替原子炉補機冷却海水ポンプの試験及び検査
プラント状態
項目
内容
運転中

停止中

機能・性能試験

運転性能，漏洩の確認

機能・性能試験

運転性能，漏洩の確認

弁動作試験

弁開閉動作の確認

分解検査

ポンプ部品の表面状態を，試験及び目視により確認

外観検査

ポンプ外観の確認

運転性能の確認として，熱交換器ユニット及び代替原子炉補機冷却海水ポンプの流量，系統（ポンプ廻り）の振動，異音，異臭及び漏洩の確認を行う。
（50-6-9～50-6-17）

3.7-46

(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。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

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，通常時に使用する系統から速やかに切替操作が可能なように，弁を中央制御室から遠隔操作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慮がなされた設計とする。
また，代替循環冷却系のバイパス流を防止するため，代替循環冷却系の主ラインからの分岐部については，主ラインから最も近い弁（第一止め弁）で閉止する運用とする。事故時の対応に支障を来たす等の理由から第一止め弁が閉止できないライン（非常用炉心冷却系ポンプ封水ライン等）についても，
代替循環冷却系のバイパス流を防止するため，第一止め弁以降の弁で閉止されたバウンダリ構成とし，このバウンダリ範囲においては，適切な地震荷重との組合せを考慮した上でバウンダリ機能が喪失しない設計とする。
熱交換器ユニット及び代替原子炉補機冷却系海水ポンプは，本来の用途以外の用途には使用しない。なお，原子炉補機冷却系から代替循環冷却系に切替えるために必要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，現場での手動ハンドル操作も可能な設計とし，容易に操作可能とする。
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る。

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

90

100

90分 代替循環冷却運転開始

要員（数）

65分

復水移送ポンプ停止

通信手段確保，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 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

現場運転員Ｃ，Ｄ

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

2

3.7-47系統構成(2)

備考経過時間（時間）
1

手順の項目

2

3

4

5

6

7

8

9

10

備考

7時間 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要員（数）通信手段確保，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

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)

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

図 3.7-6

代替循環冷却系のタイムチャート＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての１．７で示すタイムチャート（50-4-16～36，50-5-6～13）(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，悪影響防止等について」に示す。
代替循環冷却系は重大事故時等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。他系統との隔離弁を表 3.7-20 に示す。
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。
熱交換器ユニットと代替原子炉補機冷却系海水ポンプは，通常時は接続先の系統と分離された状態で保管することとする。
また，代替循環冷却系の運転時には原子炉補機冷却系と熱交換器ユニット
及び代替原子炉補機冷却系海水ポンプを同時に使用しない運用とすることで，相互の機能に悪影響を及ぼさない構成とする。
表 3.7-20
取合系統
残留熱除去系
高圧炉心注水系

他系統との隔離弁

系統隔離弁
残留熱除去系高圧炉心注水系
第一止め弁
残留熱除去系高圧炉心注水系
第二止め弁

3.7-48

駆動方式
電動駆動
電動駆動

動作
通常時閉
電源喪失時閉通常時閉
電源喪失時閉残留熱除去系

残留熱除去系洗浄水弁(A)

電動駆動

残留熱除去系洗浄水弁(B)

電動駆動

通常時閉
電源喪失時閉通常時閉
電源喪失時閉（50-5-6～13）(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。
代替循環冷却系の系統構成に必要な機器の設置場所，操作場所を表 3.7-21に示す。このうち，復水移送ポンプ，タービン建屋負荷遮断弁，原子炉建屋内に設置されている弁のうち残留熱除去系洗浄水弁(A)及び(B)，復水補給水系下部ドライウェル注水流量調節弁，復水補給水系下部ドライウェル注水ラ
イン隔離弁（7 号炉のみ），常用冷却水供給側分離弁(B)，常用冷却水戻り側分
離弁(B)については中央制御室から操作を可能とし，それ以外の原子炉建屋内に設置されている弁については放射線の影響を考慮し，原子炉建屋の二次格
納施設外に AM 用切替盤，AM 用操作盤を設置し，遠隔操作が可能な設計とする。
その他，廃棄物処置建屋，タービン建屋，コントロール建屋で手動弁の操作が必要であるが，操作は代替循環冷却起動前の状況のため，アクセス及び操作への放射線による大きな影響はない。
また，代替循環冷却を運転すると，系統配管廻りが高線量になる可能性があり，操作に必要な機器に近づけないおそれがあるため，運転開始後に操作が必要な弁，ポンプについては遠隔操作可能な設計とする。
代替循環冷却の運転開始後において系統の配管周辺が高線量になる範囲を最小限にするため，主ラインからの分岐部については，主ラインから最も近い弁（第一止め弁）で閉止する運用とする。事故時の対応に支障を来たす等の理由から第一止め弁が閉止できないライン（非常用炉心冷却系ポンプ封水
ライン等）についても，高線量となる範囲が限定的となるよう，第一止め弁
以降の弁で閉止されたバウンダリ構成とし，このバウンダリ範囲においては，
適切な地震荷重との組合せを考慮した上でバウンダリ機能が喪失しない設計とする。
また，代替循環冷却系が機能喪失した場合に必要な操作及び監視，代替循
環冷却の運転と同時に必要な操作，代替循環冷却運転時に必要な復旧作業（残留熱除去系の復旧作業）において，放射線によるアクセス性への影響を低減するため，高線量が想定される箇所については遮蔽体を配備する等の適切な3.7-49

放射線防護対策を行う。
なお，代替循環冷却運転後長期における系統廻りの線量低減対策として，
系統水を入れ替えるためにフラッシング可能な設計としている。具体的な操作としては，残留熱除去系ポンプのサプレッション・プール吸込弁を閉じ，復水補給水系からの洗浄水弁を開き，復水補給水系に可搬型代替注水ポンプから外部水源を供給することにより，系統のフラッシングを実施する。
表 3.7-21
機器名称

操作対象機器設置場所
設置場所

操作場所

復水移送ポンプ(A)

廃棄物処理建屋地下 3 階

中央制御室

復水移送ポンプ(B)

廃棄物処理建屋地下 3 階

中央制御室

復水移送ポンプ(C)

廃棄物処理建屋地下 3 階

中央制御室

残留熱除去系注入弁(A)原子炉建屋地上 1 階

残留熱除去系洗浄水弁(A)

原子炉建屋地上 1 階

原子炉建屋地上 3 階(二次格納施設外)
中央制御室

残留熱除去系洗浄水弁(B)

原子炉建屋地上 1 階

中央制御室

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冷却ライン
隔離弁(B)
タービン建屋負荷遮断弁

原子炉建屋地上 1 階

原子炉建屋地上 3 階(二次格納施設外)
原子炉建屋地上 3 階(二次格納施設外)
中央制御室

残留熱除去系高圧炉心注水系第一止め弁
残留熱除去系高圧炉心注水系第二止め弁
残留熱除去系最小流量バイパス弁(B)
残留熱除去系熱交換器出口弁(A)
残留熱除去系熱交換器出口弁(B)

原子炉建屋地上 1 階
タービン建屋アクセス通路
地下 2 階（6 号炉）
廃棄物処理建屋地下 3 階(7 号炉)
原子炉建屋地下 3 階
原子炉建屋地下 3 階
原子炉建屋地下 2 階
原子炉建屋地下 3 階
原子炉建屋地下 3 階

残留熱除去系圧力抑制室プール水
原子炉建屋地下 3 階
排水系第一止め弁(B)（6 号炉のみ）
サプレッションプール浄化系復水
原子炉建屋地下 3 階
貯蔵槽側吸込弁
復水補給水系下部ドライウェル注
原子炉建屋地下 1 階(6 号炉)
水流量調節弁
原子炉建屋地下 2 階(7 号炉)
復水補給水系下部ドライウェル注
原子炉建屋地下 1 階(6 号炉)
水ライン隔離弁
原子炉建屋地下 2 階(7 号炉)
復水補給水系常／非常用連絡 1 次
止め弁

廃棄物処理建屋地下 3 階

3.7-50原子炉建屋地上 3 階(二次格納施設外)
原子炉建屋地上 3 階(二次格納施設外)
原子炉建屋地上 3 階(二次格納施設外)
原子炉建屋地上 3 階(二次格納施設外)
原子炉建屋地上 3 階(二次格納施設外)
原子炉建屋地上 3 階(二次格納施設外)
原子炉建屋地上3階（次頁へ続く）(二次格納施設外)
中央制御室
原子炉建屋地上 3 階(二次格
納施設外)（6 号炉）
中央制御室（7 号炉）
廃棄物処理建屋地下 3 階

機器名称
復水補給水系常／非常用連絡 2 次
止め弁
高圧炉心注水系復水貯蔵槽出口第一元弁
高圧炉心注水系復水貯蔵槽出口第二元弁
高圧炉心注水系復水貯蔵槽出口第三元弁
復水移送ポンプ(A)ミニマムフロー
逆止弁後弁
復水移送ポンプ(B)ミニマムフロー
逆止弁後弁
復水移送ポンプ(C)ミニマムフロー
逆止弁後弁
復水補給水系復水貯蔵槽出口弁

設置場所

操作場所

廃棄物処理建屋地下 3 階

廃棄物処理建屋地下 3 階

廃棄物処理建屋地下 3 階

廃棄物処理建屋地下 3 階

廃棄物処理建屋地下 3 階

廃棄物処理建屋地下 3 階

廃棄物処理建屋地下 3 階

廃棄物処理建屋地下 3 階

廃棄物処理建屋地下 3 階

廃棄物処理建屋地下 3 階

廃棄物処理建屋地下 3 階

廃棄物処理建屋地下 3 階

廃棄物処理建屋地下 3 階

廃棄物処理建屋地下 3 階

廃棄物処理建屋地下 2 階（6 号炉）
廃棄物処理建屋地下 3 階（7 号炉）
廃棄物処理建屋地下 3 階

廃棄物処理建屋地下 2 階（6 号炉）
廃棄物処理建屋地下 3 階（7 号炉）
廃棄物処理建屋地下 3 階

廃棄物処理建屋地下 3 階

廃棄物処理建屋地下 3 階

タービン建屋脇
タービン建屋脇
タービン建屋脇
熱交換器ユニット内

タービン建屋脇
タービン建屋脇
タービン建屋脇
熱交換器ユニット内

タービン建屋地上 1 階

タービン建屋地上 1 階

代替冷却水戻り第二止め弁(B)

タービン建屋地上 1 階

タービン建屋地上 1 階

残留熱除去系熱交換器(B)冷却水出
口弁
常用冷却水供給側分離弁(B)

原子炉建屋地下 2 階
原子炉建屋地下 2 階

原子炉建屋地上 3 階(二次格納施設外)
中央制御室

常用冷却水戻り側分離弁(B)

原子炉建屋地下 2 階

中央制御室

原子炉補機冷却水系ポンプ(B)吸込弁
原子炉補機冷却水系ポンプ(E)吸込弁
原子炉補機冷却海水ポンプ(B)電動機軸受出口弁（7 号炉のみ）
原子炉補機冷却海水ポンプ(E)電動機軸受出口弁（7 号炉のみ）
換気空調補機非常用冷却水系冷凍
機(B)冷却水温度調節弁後弁
換気空調補機非常用冷却水系冷凍
機(D)冷却水温度調節弁後弁

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下
1階（次頁へ続く）タービン建屋地下 1 階

タービン建屋地下 1 階

コントロール建屋地下 2 階

コントロール建屋地下 2 階

コントロール建屋地下 2 階

コントロール建屋地下 2 階

復水補給水系制御棒駆動系駆動水供給元弁
廃棄物処理建屋復水積算流量計バ
イパス弁（6 号炉のみ）
熱交換器ユニット
代替原子炉補機冷却水ポンプ
代替原子炉補機冷却海水ポンプ
代替原子炉補機冷却系ユニット出
口流量調整弁
代替冷却水供給第二止め弁(B)（50-4-16～36，50-8-3）
3.7-51

3.7.2.3.3.2 設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合状況(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。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
代替循環冷却系は，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原子炉格納容器の破損を防止するとともに，原
子炉格納容器の除熱をする設計とする。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，原子炉格納容器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（原子炉設置変更許可申請書添付資料十）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が 140 m3/h）(復水移送ポンプ 2 台)であることから，1 台あたりの 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流量が 190m3/h 達成可能な設計とする。
（50-7-10～14）(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て」に示す。

多様性，位置的分散，悪影響防止等につい

代替循環冷却系は，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。
（50-5-6～13）
3.7-52

(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。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1て」に示す。

多様性，位置的分散，悪影響防止等につい

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る。
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
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性を有した設計とする。
代替循環冷却系（二次系）の常設部である熱交換器ユニット接続口から原子炉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代替原子炉補機冷却海水ポンプを設置する。
「(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。

3.7-53

3.7.2.3.3.3

設置許可基準規則第 43 条第 3 項への適合状況(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 3 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に加え，十分に余裕のある容量を有するものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
熱交換器ユニットと代替原子炉補機冷却系海水ポンプは，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 23.0MW として設計し，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。
代替原子炉補機冷却系海水ポンプの容量は，流量 840m3/h として設計し，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，熱交換器ユニットと代替原子炉補機冷却海水ポンプは 1 プラント当たり 2 セット確保し，熱交換器ユニットについては 6 号及び 7 号炉合わせて 4式，代替原子炉補機冷却海水ポンプについては 6 号及び 7 号炉合わせて 8 台確保する。更に故障時のバックアップ及び保守点検による待機除外時のバッ
クアップとして，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。
（50-7-15～35）(2) 確実な接続（設置許可基準規則第 43 条第 3 項二）(ⅰ) 要求事項
常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。）と接続するものにあっては，当該常設設備と容易かつ確実に接続することができ，かつ，二以上の系統又は発電用原子炉施設が相互に使用することができるよう，接続部の規格の統一その他の適切な措置を講じたものであること。
3.7-54

(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
代替原子炉補機冷系の熱交換器ユニットを接続するためのホースは，ター
ビン建屋側の接続口と口径を統一しかつフランジ構造とすることで，常設設備と確実に接続ができる設計とする。また，6 号炉及び 7 号炉が相互に使用することができるよう，それぞれの熱交換器ユニット及びホースは，6 号炉及び7 号炉に接続可能な接続口とする。
また，代替原子炉補機冷系の代替原子炉補機冷却海水ポンプを接続するためのホースは，熱交換器ユニットの接続口と口径を統一しかつ簡便な接続方式とすることで，確実に接続ができる設計とする。また，6 号炉及び 7 号炉が相互に使用することができるよう，それぞれの代替原子炉補機冷却海水ポン
プは，6 号炉及び 7 号炉の熱交換器ユニットに接続可能な設計とする。
（50-4-30，50-8-3）(3) 複数の接続口（設置許可基準規則第 43 条第 3 項三）(ⅰ) 要求事項
常設設備と接続するものにあっては，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外から水又は電力を供給するものに限る。）の接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設けるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1て」に示す。

多様性，位置的分散，悪影響防止等につい熱交換器ユニットの接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，接続口をフィルタベント装置との離隔を考慮し，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（熱交換器ユニットとの接続口）については使用しない。
（50-4-30，50-8-3）(4) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項四）(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可搬型重大事故等対処設備を設置場所に据え付け，及び常設設備と接続することができるよう，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
3.7-55

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。
熱交換器ユニット及び代替原子炉補機冷却海水ポンプは，原子炉格納容器
ベントを実施していない状況で屋外に設置する設備であり，想定される重大事故等が発生した場合における放射線を考慮しても，線源からの離隔距離をとることにより，これら設備の設置及び常設設備との接続が可能とする。また，現場での接続作業にあたって，簡便な接続方式により，確実に接続が可能な設計とする。
（50-8-3）(5) 保管場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項五）(ⅰ) 要求事項
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こと。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1て」に示す。

多様性，位置的分散，悪影響防止等につい熱交換器ユニット及び代替原子炉補機冷却海水ポンプは，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，原子炉補機冷却系ポンプ及び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と位置的分散を図り，発電所敷地内の高台にある荒浜側高台保管場所及び大湊側高台保管場所の複数箇所に分散して配置することとする。
（50-9-2）(6) アクセスルートの確保（許可基準規則第 43 条第 3 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，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，工場等内の道路及び通路が確保できるよう，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，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

想定される重大事故等が発生した場合においても，可搬型重大事故等対処
3.7-56

設備の運搬，移動に支障をきたすことのないよう，迂回路も考慮して複数のアクセスルートを確保する。（『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』参照）（50-10-2,3）(7)

設計基準事故対処設備及び常設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）(ⅰ) 要求事項
重大事故防止設備のうち可搬型のものは，共通要因によって，設計基準事
故対処設備の安全機能，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事故防止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，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て」に示す。

多様性，位置的分散，悪影響防止等につい

代替循環冷却系は重大事故緩和設備であり，熱交換器ユニット及び代替原
子炉補機冷却海水ポンプは，設計基準事故対処設備である原子炉補機冷却系
中間ループ循環ポンプ及び原子炉補機冷却系海水ポンプ，原子炉格納容器の過圧破損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
力逃がし装置と表 3.7-22 で示す通り多様性，位置的分散を図る。また，最終
ヒートシンクについても，原子炉補機冷却系及び代替循環冷却系が海水であることに対し，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は大気とし，多様性を有する設計とする。
表 3.7-22

代替循環冷却系の多様性，位置的分散

設計基準事故対処設備
項目
原子炉補機冷却系
ポンプ（淡水）

原子炉補機冷却系中間ループ循環ポンプ＜タービン建屋＞

ポンプ（海水）

原子炉補機冷却系海水ポ
ンプ＜タービン建屋＞
原子炉補機冷却系熱交換
器＜タービン建屋＞
海水
非常用ディーゼル発電機＜原子炉建屋＞

熱交換器

最終ヒートシンク
駆動方式

重大事故緩和設備
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
―

―

―

大気
不要

3.7-57

代替循環冷却系
熱交換器ユニット（代替原子炉補機冷却水ポ
ンプ）＜屋外＞
代替原子炉補機冷却海水ポ
ンプ＜屋外＞
熱交換器ユニット（熱交換器）＜屋外＞
海水
可搬型代替交流電源設備
（電源車）
＜屋外＞
＜＞内は設置場所を示す。

3.7.3その他設備

3.7.3.1 格納容器 pH 制御設備
3.7.3.1.1 設備概要
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・チェンバの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。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。
炉心の著しい損傷が発生した場合，溶融炉心に含まれるよう素がサプレッション・
チェンバ・プールへ流入し溶解する。また，原子炉格納容器内のケーブル被覆材には塩素等が含まれており，重大事故時にケーブルの放射線分解と熱分解により塩酸等の酸性物質が大量に発生するため，サプレッション・チェンバのプール水が酸性化する可能性がある。サプレッション・チェンバのプール水が酸性化すると，水中に溶解しているよう素が有機よう素としてサプレッション・チェンバの気相部へ放出されるという知見がある。そこで，サプレッション・チェンバのプール水をアルカリ性に保つため，pH 制御として水酸化ナトリウムをサプレッション・チェンバ・プールに注入する。よう素の溶解量と pH の関係については、米国の論文＊１にまとめられており、サプレッション・チェンバ・プール水をアルカリ性に保つことで、気相部へのよう素の移行を低減することが期待できる。
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。
本系統は，廃棄物処理建屋に設置している薬液タンク隔離弁（2 弁）を中央制御室からの遠隔操作，若しくは現場での操作により開操作することで，復水移送ポンプの吸い込み配管に薬液を混入させる。
＊１：米国原子力規制委員会による研究（NUREG-1465）や，米国 Oak Ridge National Laboratory
による論文（NUREG/CR-5950）によると，pH が酸性側になると，水中に溶解していたヨウ素が気体となって気相部に移行するとの研究結果が示されている。NUREG-1465 では，原子炉格納容器内に放出されるヨウ素の化学形態と，ヨウ素を水中に保持するための pH
制御の必要性が整理されている。また，NUREG/CR-5950 では，酸性物質の発生量と pH が酸性側に変化していく経過を踏まえて，pH 制御の効果を達成するための考え方が整理されている。これらの論文での評価内容を参照し，柏崎刈羽 6 号及び 7 号炉の状況を踏まえ，サプレッション・チェンバへのアルカリ薬液の注入時間及び注入量を算定している。

3.7.3.1.2 他設備への悪影響について
格納容器 pH 制御設備を使用することで，アルカリ薬液である水酸化ナトリウムを原子炉格納容器へ注入する。この際，悪影響として懸念されるのは，・アルカリとの反応で原子炉格納容器が腐食することによる，格納容器バウンダリのシール性への影響
・アルカリとの反応で水素が発生することによる格納容器の圧力上昇，及び水素燃焼である。このうち，原子炉格納容器の腐食については，pH 制御したサプレッション・
チェンバ・プール水の水酸化ナトリウムは低濃度であり，原子炉格納容器バウンダリ
を主に構成しているステンレス鋼や炭素鋼の腐食領域ではないため悪影響は無い。同
3.7-58

様に，原子炉格納容器のシール材についても耐アルカリ性を確認した改良 EPDM を使用していることから，原子炉格納容器バウンダリのシール性に対する悪影響は無い。
また水素の発生については，原子炉格納容器内では配管の保温材やグレーチングに両性金属であるアルミニウムや亜鉛を使用しており，水酸化ナトリウムと反応することで水素が発生する。しかし，原子炉格納容器内のアルミニウムと亜鉛が全量反応し水素が発生すると仮定しても，水－ジルコニウム反応で発生する水素量に比べて十分少ないため，原子炉格納容器の異常な圧力上昇は生じない。更に，原子炉格納容器内は窒素ガスにより不活性化されており，本反応では酸素の発生がないことから，水素の燃焼も発生しない。

3.7-59

3.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備【51 条】【設置許可基準規則】（原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備）
第五十一条 発電用原子炉施設には，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，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設備を設けなければならない。
（解釈）
１ 第 51 条に規定する「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設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。なお，原子炉格納容器下部に落下した溶融炉心の冷却は，溶融炉心・コンクリート相互作用(MCCI)を抑制すること及び溶融炉心が拡がり原子炉
格納容器バウンダリに接触することを防止するために行われるものである。
ａ）原子炉格納容器下部注水設備を設置すること。原子炉格納容器下部注水設備とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
ⅰ）原子炉格納容器下部注水設備（ポンプ車及び耐圧ホース等）を整備すること。
（可搬型の原子炉格納容器下部注水設備の場合は，接続する建屋内の流路をあらかじめ敷設すること。）
ⅱ）原子炉格納容器下部注水設備は，多重性又は多様性及び独立性を有し，位置的分散を図ること。（ただし，建屋内の構造上の流路及び配管を除く。）
ｂ）これらの設備は，交流又は直流電源が必要な場合は代替電源設備からの給電を可能とすること。

3.8-1

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
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・コンクリート相互作用（MCCI）を抑制し，溶融炉心が拡がり原子炉格納容器バウンダリに接触することを防止する設計とする。
（１）原子炉格納容器下部注水設備の設置（設置許可基準規則の解釈の第 1 項 a）ⅰ)，
ⅱ)）
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（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，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る。
（２）原子炉格納容器下部注水設備の多様性及び独立性，位置的分散の確保（設置許可基準規則の解釈の第 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（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（防火水槽又は淡水貯水池）又は海水を水源として，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い高台に配備する設計とする。
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 項に詳細を示す。
（３）原子炉格納容器下部注水設備の電源対策（設置許可基準規則の解釈の第 1 項
b））
格納容器下部注水系（常設）に用いる復水移送ポンプは，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）並びに可搬型代替交
流電源設備（電源車）から，代替所内電源設備である緊急用高圧母線，AM 用動力
変圧器及び AM 用 MCC を介して給電出来る設計とする。

なお，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の自主対策設備として，以下を整備する。
（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源設備
3.8-2

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）コリウムシールドの設置
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ドライウェル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防ぎ，かつ原
子炉格納容器下部注水設備と合わせて，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，自主対策設備として原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耐熱材には，高い融点（約 2700℃）を有するジルコニアを用い，またコリウムシールドの形状については，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破損することなく，かつコリウムシ
ールドを乗り越えて溶融炉心がサンプへ流入することがない設計としている。

また，技術的能力審査基準への適合のため，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の設備として，以下を整備する。
（６）高圧代替注水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遅延及び防止するために，重大事故等対処設備として高圧代替注水系を整備し，常設代替直流電源設備又は可搬型直流電源設備により高圧代替注水系の電源を確保し，原子炉圧力容器への注水を実施する。
（これについては「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。）（７）低圧代替注水系（常設）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遅延及び防止するために，重大事故等対処設備として低圧代替注水系（常設）を整備し原子炉圧力容器への注水を実施する。
（これについては「原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備（設置許可基準規則第47条に対する設計方針を示す章）」で示す。）（８）低圧代替注水系（可搬型）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遅延及び防止するために，重大事故等対処設備として低圧代替注水系（可搬型）を整備し原子炉圧力容器への注水を実施する。
（これについては「原子炉冷却材圧力バウンダリ低圧時に発電用原子炉を冷却するための設備（設置許可基準規則第47条に対する設計方針を示す章）」で示す。）

3.8-3

（９）ほう酸水注入系による原子炉圧力容器への注水
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，ほう酸
水注入系によるほう酸水の注入を並行して実施する。
（これについては「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。）

なお，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の自主対策設備として，以下を整備する。
（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する。
（１１）高圧炉心注水系緊急注水の整備
全交流電源喪失時，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
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態で短時間起動し，原子炉圧力容器へ注水を実施する。
（１２）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水を実施する。

3.8-4

3.8.2 重大事故等対処設備
3.8.2.1 格納容器下部注水系（常設）
3.8.2.1.1 設備概要
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ことを目的として設置するものである。
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，可搬型代替交流電
源設備（電源車）等），計測制御装置及び，水源である復水貯蔵槽等，流路である復水補給水系，格納容器下部注水系及び高圧炉心注水系の配管と弁，注水先である原子炉格納容器から構成される。
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により原子炉格納容器下部へ注水する機能を有する。
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。
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炉心を冷却する。
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，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。
本系統の操作にあたっては，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起動し運転を行う。
水源である復水貯蔵槽は，枯渇しそうな場合においても，複数の代替淡水源（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補給出来る設計とする。
また，海水を使用する場合は防潮堤の内側に設置している海水取水箇所(取水路)より，可搬型代替交流電源設備である電源車，移動式変圧器，海水取水ポンプを組み合わせて，防火水槽へ海水を移送する。また，そこから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した外部接続口より復水貯蔵槽へ補給出来る設
計とする。

3.8-5

図 3.8-1

海水

3.8-6

格納容器下部注水系（常設）系統概要図

防火水槽

可搬型代替注水ポンプ

ＭＯ

CSP大容量注水接続口

MUWC接続口（北）ＭＯ

残留熱除去系
熱交換器（A）※１

残留熱除去系ポンプ（A）

格納容器下部注水系（可搬型）【重大事故等対処設備】

格納容器下部注水系（常設）【重大事故等対処設備】

淡水
貯水池

海水取水
ポンプ

凡例：

ＭＯ

残留熱除去系
熱交換器（C）

残留熱除去系ポンプ（C）

ＭＯ

ＭＯ

※１

W/W

D/W
W/W
残留熱除去系
ポンプ（B）RPV

RPV

復水移送ポンプMUWC可搬式接続口※２ （東）

復水
貯蔵槽

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

残留熱除去系
熱交換器（B）

ＭＯ

ＭＯ

※２

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
第二ガスタービン発電機＜常設代替交流電源設備＞

・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 計測設備（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。

T/B
各負荷へ

ＭＯ

表 3.8-1

格納容器下部注水系（常設）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
附属設備
水源※1
（水源に関
する流路，電源設備を含む）

復水移送ポンプ【常設】－復水貯蔵槽【常設】上記水源への補給のための設備として以下の設備を使用する。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）【可搬】
ホース【可搬】
CSP 外部補給配管・弁【常設】淡水貯水池から防火水槽への移送ホース【可搬】
海水取水ポンプ【可搬】
海水ホース【可搬】
可搬型代替交流電源設備（電源車）【可搬】
移動式変圧器【可搬】
軽油タンク【常設】タンクローリ(4kL)【可搬】
復水補給水系・格納容器下部注水系・高圧炉心注水系 配管・弁【常設】
原子炉格納容器【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
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】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】流路
注水先
電源設備※2計装設備※3

3.8-7

※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 51-2 に示す。
電源設備については「3.14 電源設備」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 計測設備」で示す。

3.8-8

3.8.2.1.2
主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
(1)復水移送ポンプ
種類
：うず巻形
容量
：125m3/h
全揚程：85m
最高使用圧力 ：1.37MPa
最高使用温度 ：66℃
個数
：1（予備 2）
取付箇所
：廃棄物処理建屋地下 3 階
原動機出力
：55kW
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（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）」，計測制御設備については「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。

3.8-9

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は，常設及び可搬型を設置することにより，表 3.8-2 に示す通り，それぞれに対し多様性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常設の復水移送ポンプに対し，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図った設計としている。
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水源である，
復水貯水槽との多様性，位置的分散を図った設計としている。
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分散配置された代替交
流電源設備を用いるのに対し，可搬型代替注水ポンプ(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計としている。
なお，復水補給水系下部ドライウェル注水流量調節弁と復水補給水系下部ドライウ
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代替交流電源設備から給電可能な設計としている。
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の多様性及び位置的分散
格納容器下部注水系
格納容器下部注水系
項目
（常設）
（可搬型）
ポンプ
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
水源
復水貯蔵槽
淡水貯水池，防火水槽，海水廃棄物処理建屋地下 2 階
屋外
駆動用空気 不要
不要
潤滑油
不要
不要
冷却水
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）

3.8-10

項目
地震

津波
共
通
要
因 火災
故
障
溢水

表 3.8-3 格納容器下部注水系の独立性
格納容器下部注水系
格納容器下部注水系
（常設）
（可搬型）
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。
常設の格納容器下部注水系を設置する 6 号炉，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。
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，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」で記載）。
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」で記載）。

3.8-11

3.8.2.1.4 設置許可基準規則第 43 条への適合状況
3.8.2.1.4.1
設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合状況(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。
(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）の復水移送ポンプは，6 号炉，7 号炉ともに廃棄物処理建屋地下 3 階に設置してい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た場合における，廃棄物処理建屋の環境条件（温度，放射線及び地震，風（台風），積雪，電磁的障害の影響による荷重）を考慮し，以下の表 3.8-4 に示す設計とする。
復水移送ポンプの操作は，中央制御室の復水移送ポンプ操作スイッチから遠隔操作可能な設計とする。
（51-3-1,5）
表 3.8-4 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・ 設置場所である廃棄物処理建屋で想定される温度，圧力，
放射線
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 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受響けない。
海水を通水する系統 淡水だけでなく海水も使用する（常時海水を通水しなへの影響い）。原子炉格納容器下部への注水は，可能な限り淡水源を優先し，海水通水は短期間とすることで，設備への影響を考慮する。
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
廃棄物処理建屋に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。
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。

3.8-12

(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。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」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を実施し，復水移送ポンプを起動する。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して，復水補給水系下部ドライウェル注水流量調節弁と復水補給水系下部
ドライウェル注水ライン隔離弁の開操作を実施し，注水を行う。格納容器下部
注水系（常設）の操作に必要なポンプ及び弁を表 3.8-5 に示す。
このうちタービン建屋負荷遮断弁，復水補給水系下部ドライウェル注水流量
調節弁と復水補給水系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，中央制御室からの遠隔操作で弁を開閉することが可能な設計とする。
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。
中央制御室の操作スイッチを操作するにあたり，運転員等のアクセス性，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できる設計とする。
（51-3-1～7,51-4-1,2）

機器名称
復水移送ポンプ（Ａ）
復水移送ポンプ（Ｂ）
復水移送ポンプ（Ｃ）
復水補給水系下部ドライ
ウェル注水流量調節弁
復水補給水系下部ドライ
ウェル注水ライン隔離弁

表 3.8-5 操作対象機器
状態の変化
操作場所
起動停止
中央制御室
起動停止
中央制御室
起動停止
中央制御室
弁閉→弁開
中央制御室

操作方法
スイッチ操作
スイッチ操作
スイッチ操作
スイッチ操作弁閉→弁開スイッチ操作

タービン建屋負荷遮断弁 弁開→弁閉
復水補給水系常／非常用 弁閉→弁開
連絡管一次止め弁
復水補給水系常／非常用 弁閉→弁開
連絡管二次止め弁

原子炉建屋地上 3階(二次格納施設外)（6 号炉）
中央制御室（7 号炉）
中央制御室
廃棄物処理建屋地
下3階
廃棄物処理建屋地
下3階

3.8-13

スイッチ操作
手動操作
手動操作

(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。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」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。
格納容器下部注水系（常設）である復水移送ポンプは，プラント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，羽根車等）の状態を確認する分解検査が可能な設計とする。
また，プラント運転中，プラント停止中に，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ラ
インを設けることで，格納容器下部注水系（常設）の機能，性能及び漏洩の有無の確認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復水補給水系下部ドライウェル注水流量調節弁と復水補給水系下部ドライウェル
注水ライン隔離弁については，弁開閉試験を実施することで機能及び性能が確
認可能な設計とする。
表 3.8-6 格納容器下部注水系（常設）の試験及び検査
プラント状態
項目内容
機能・性能試験
運転性能，漏洩の確認
運転中
弁動作試験
弁開閉動作の確認
機能・性能試験
運転性能，漏洩の確認
弁動作試験
弁開閉動作の確認
停止中
ポンプ部品の表面状態を，試験及び目分解検査
視により確認
外観検査
ポンプ外観の確認
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，異臭及び漏洩の確認を行う。
復水移送ポンプ部品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恐れのある傷，
割れ等がないことの確認を行う。
復水移送ポンプの外観検査として，傷や漏洩跡の確認を行う。
（51-5-1～9）

3.8-14

(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。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

格納容器下部注水系（常設）は，復水移送ポンプを通常時に使用する系統である復水補給水系から重大事故等に対処するために系統構成を切り替える必要がある。切り替え操作としては，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を行い，復水移送ポンプの起動操作を実施し，格納容器下部へ注水するために復水補給水系下部ドライウェル注水流量調節弁と復水補給水系下部ドライウェル注水ライン隔離弁の開操作を実施する。
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通りがあるが，通常運転時は中部（常用ライン）を使用しているため，長期的な水源確保として復水補給水系常／非常用連絡管一次止め弁，及び復水補給水
系常／非常用連絡管二次止め弁の開操作を行い，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，復水移送ポンプ起動当初は復水貯蔵槽水位は確保されているため，本切り替え操作は格納容器下部注水系（常設）による格納容器下部注水が開始された後に実施することとする。
また，格納容器下部注水のバイパス流を防止するため，格納容器下部注水系の主流路からの分岐部については，主流路から最も近い弁（第一止め弁）で閉止する運用とする。事故時の対応に支障を来たす等の理由から第一止め弁が閉止できないライン（非常用炉心冷却系ポンプ封水ライン等）についても，格納容器下部注水のバイパス流を防止するため，第一止め弁以降の弁で閉止された
バウンダリ構成とし，このバウンダリ範囲においては，適切な地震荷重との組合せを考慮した上でバウンダリ機能が喪失しない設計とする。
格納容器下部注水系（常設）である復水移送ポンプの起動及び系統の切り替えに必要な弁については，中央制御室及び原子炉建屋 3 階（原子炉建屋の二次格納施設外）から遠隔操作する設計とすることで，図 3.8-2 で示すタイムチャートの通り速やかに切り替えることが可能である。
また，復水補給水系常／非常用連絡一次止め弁，復水補給水系常／非常用連絡二次止め弁は手動弁として廃棄物処理建屋地下 3 階に設置されており，現場の手動操作で開操作を行う。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操作であり，格納容器下部注水開始後に実施することとし，図 3.8-2 で示すタイムチャートの通り速やかに切り替え可能である。
（51-3-1～7,51-4-1,2）

3.8-15

経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

格納容器下部注水系（常設）によるデブリ冷却（必要注水量到達後注入停止）
35分

要員（数）

50

155

RPV破損確認010

格納容器下部注水系（常設）によるデブリ冷却（注水継続）

5分※1 RPV破損が確認されてから注水開始までの時間。
※2 90ｍ3 /hにて120分注水

通信手段確保,電源確認
バイ パス流防止処置、ポン プ 起動

中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

系統構成

2

備考

20

※２ 必要注水量到達後注水停止

格納容器下部注水系（常設）によるデブリ冷却※1 RPV破損後の注水(注水継続)

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

現場運転員 Ｅ，Ｆ2

図 3.8-2

移動,ＣＳＰ水源確保

移動,電源確保

格納容器下部注水系（常設）によるタイムチャート＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての 1．8 で示すタイムチャート(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，悪影響防止等について」に示す。
格納容器下部注水系（常設）は，通常時は復水補給水系下部ドライウェル注
水流量調節弁と復水補給水系下部ドライウェル注水ライン隔離弁を閉止することで隔離する系統構成としており，原子炉格納容器に対して悪影響を及ぼさない設計とする。また，格納容器下部注水系（常設）を用いる場合は，弁操作等によって，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。
格納容器下部注水系（常設）は，代替格納容器スプレイ系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，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は格納容器下部注水系 90m3/h，代替格納容器スプレイ冷却系 70m3/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 130m3/h であり，これらの必要流量を確保可能な設計とする。
（51-4-1,2，51-6-3,9～11）

取合系統
原子炉格納容器

表 3.8-7 他系統との隔離弁
系統隔離弁
駆動方式
復水補給水系下部ドライウ 電動駆動
ェル注水流量調節弁
復水補給水系下部ドライウ 電動駆動
ェル注水ライン隔離弁

3.8-16動作
通常時閉
電源喪失時閉通常時閉
電源喪失時閉(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。
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 3.8-8 に示す。このうち，中央制御室で操作する復水移送ポンプ，
復水補給水系下部ドライウェル注水流量調節弁と復水補給水系下部ドライウ
ェル注水ライン隔離弁，タービン建屋負荷遮断弁は，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である。復水補給水系常／非常用連絡管
一次止め弁，復水補給水系常／非常用連絡管二次止め弁は，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。
（51-3-1～7,51-4-1,2）
表 3.8-8
機器名称
復水移送ポンプ（Ａ）
復水移送ポンプ（Ｂ）
復水移送ポンプ（Ｃ）
復水補給水系下部ドラ
イウェル注水流量調節
弁
復水補給水系下部ドラ
イウェル注水ライン隔
離弁
タービン建屋負荷遮断弁

復水補給水系常／非常用連絡管一次止め弁
復水補給水系常／非常用連絡管二次止め弁操作対象機器設置場所
設置場所
廃棄物処理建屋地下 3 階
廃棄物処理建屋地下 3 階
廃棄物処理建屋地下 3 階
原子炉建屋地下 1 階(6 号炉)
原子炉建屋地下 2 階(7 号炉)
原子炉建屋地下 1 階(6 号炉)
原子炉建屋地下 2 階(7 号炉)

タービン建屋アクセス通路地
下 2 階（6 号炉）
廃棄物処理建屋地下 3 階(7 号炉)
廃棄物処理建屋地下 3 階
廃棄物処理建屋地下 3 階

3.8-17

操作場所
中央制御室
中央制御室
中央制御室
中央制御室

原子炉建屋地上 3 階(二次格納施設外)（6 号炉）
中央制御室（7 号炉）
中央制御室

廃棄物処理建屋
地下 3 階
廃棄物処理建屋
地下 3 階3.8.2.1.4.2
設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合状況(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。
(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）である復水移送ポンプの容量は，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資料十）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 180m3 である
ことから，1 時間あたり 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ンプの公称値 125m3/h の内数であることから格納容器下部
注水する場合の公称値も同様に 125m3/h とする。
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），静水頭，機器圧損，配管及び弁類の圧損を基に設定する。
（51-6-1～4）(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，悪影響防止等について」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。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1に示す。

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」

3.8-18

格納容器下部注水系（常設）は重大事故緩和設備であり，可搬型重大事故緩和設備の格納容器下部注水系（可搬型）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。

3.8-19

3.8.2.2 格納容器下部注水系（可搬型）
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ことを目的として設置するものである。
本系統は，可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)，水源である淡水貯水池や防火水槽，海水等，燃料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及び格納容器下部注水系の配管と弁，注水先である原子炉格納容器から構成される。
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。
本系統に属する重大事故等対処設備を表 3.8-9 に，本系統全体の概要図を図 3.8-3に示す。
本系統は，可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)3 台により，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下部へ注水する。
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給できる設計とする。
また，海水を利用する際においては，防潮堤の内側に設置している海水取水箇所(取水路)より，可搬型代替交流電源設備（電源車），移動式変圧器，海水取水ポンプを組
み合わせて防火水槽へ補給できる設計とする（「3.13 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備」）。
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，位置的分散された複数の異なる面に設置する。

3.8-20図 3.8-3

海水

3.8-21

防火水槽

可搬型代替注水ポンプ

ＭＯ

CSP大容量注水接続口

MUWC接続口（北）ＭＯ

残留熱除去系
熱交換器（A）※１

残留熱除去系ポンプ（A）

格納容器下部注水系（可搬型）【重大事故等対処設備】

格納容器下部注水系（常設）【重大事故等対処設備】

淡水
貯水池

海水取水
ポンプ

凡例：

ＭＯ

残留熱除去系
熱交換器（C）

残留熱除去系ポンプ（C）

ＭＯ

ＭＯ

※１

W/W

D/W
W/W
残留熱除去系
ポンプ（B）RPV

RPV

復水移送ポンプMUWC可搬式接続口※２ （東）

復水
貯蔵槽

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

ＭＯ

残留熱除去系
熱交換器（B）

ＭＯ

ＭＯ

※２

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
第二ガスタービン発電機＜常設代替交流電源設備＞

・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 計測設備（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。

T/B
各負荷へ

ＭＯ

格納容器下部注水系（可搬型）系統概要図

表 3.8-9

格納容器下部注水系（可搬型）に関する重大事故等対処設備

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】（水源に関 淡水貯水池【常設】する流路，電源設備を含む）
流路
復水補給水系・格納容器下部注水系

配管・弁【常設】

ホース【可搬】
注水先

原子炉格納容器【常設】

電源設備

－

計装設備

－

※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」で示す。

3.8-22

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）
種類
：ターボ型
容量
：120 m3/h
吐出圧力：0.85MPa
最高使用圧力 ：1.74MPa
最高使用温度 ：40℃
個数：12（6／プラント）（予備 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
原動機出力：110kW
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（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。
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。

3.8-233.8.2.2.4 設置許可基準規則第 43 条への適合状況
3.8.2.2.4.1 設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合状況(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。
(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，その機能を期待される重大事故等が発生した場合における，屋外の環境条件（温度，放射線及び地震，風（台風），積雪，電磁的障害の影響）を考慮し，表 3.8-10 に示す設計とする。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の操作は，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）に付属する操作スイッチにより，設置場所から操作可能な設計とする。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。積雪の影響については，
適切に除雪する運用とする。
また，降水及び凍結により機能を損なうことのないよう，防水対策が取られた
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を使用し，凍結のおそれがある場合は暖気運転を行い凍結対策とする。
（51-7-1～5）
表 3.8-10 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・ 設置場所である屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線
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。
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対響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 淡水だけでなく海水も使用する（常時海水を通水しなへの影響い）。原子炉格納容器下部への注水は，可能な限り淡水源を優先し，海水通水は短期間とすることで，設備への影響を考慮する。
地震
設置場所で想定される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，治具により転倒防止対策を行う。
風（台風）・積雪
設置場所である屋外で風荷重，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないことを応力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。
3.8-24

(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。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

格納容器下部注水系（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を実施し，可搬型代替注水ポン
プ（A-2 級）の配備及びホース接続が完了し送水準備が完了した後，可搬型代
替注水ポンプ（A-2 級）を起動し，復水補給水系下部ドライウェル注水流量調
節弁と復水補給水系下部ドライウェル注水ライン隔離弁の開操作を実施し原子炉格納容器下部への注水を行う。格納容器下部注水系（可搬型）の操作に必要なポンプ及び操作に必要な弁，接続ホースを表 3.8-11 に示す。
このうち各接続口付属の弁（屋外）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，各接続口付属の弁（屋内）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可能な設計とする。各接続口エクステンションジョイ
ント付操作弁（屋外）については，弁は原子炉建屋の二次格納施設内に設置されているが，エクステンションジョイント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。各接続口エクステンションジョイント付操作弁（屋内）については，弁は原子炉建屋の二次格納施設内に設置されているが，エク
ステンションジョイント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可能な設計とする。
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
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。
可搬型代替注水ポンプ操作盤の操作スイッチを操作するにあたり，運転員等のアクセス性，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できる設計とする。
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可能な車輛設計とするとともに，設置場所にて治具を用いて固定することで，転倒対策が可能な設計とする。
ホースの接続作業にあたっては，特殊は工具，および技量は必要とせず，簡便なカプラ接続方式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。
（51-4-1,2,51-7-1～5）

3.8-25

機器名称
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）
各接続口付属の弁（屋外）各接続口付属の弁（屋内）各接続口エクステンシ
ョンジョイント付操作
弁（屋外）
各接続口エクステンシ
ョンジョイント付操作
弁（屋内）
ホース

表 3.8-11 操作対象機器
状態の変化
操作場所
起動停止
屋外設置位置

操作方法
スイッチ操作弁閉→弁開 屋外接続口位置

手動操作

弁閉→弁開 屋内接続口位置

手動操作

弁閉→弁開 屋外接続口位置

手動操作

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

3.8-26

(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。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

格納容器下部注水系（可搬型）は，表 3.8-12 に示すように運転中に機能・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。
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，
プラント運転中又はプラント停止中に分解又は取替が可能な設計とする。
また，プラント運転中，プラント停止中に，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）の機能，性能及び漏洩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，プラント運転中及びプラント停止中に各接続口の弁開閉試験を実施することで機能及び性能が確認可能な設計とする。
表 3.8-12 格納容器下部注水系（可搬）の試験及び検査
プラント状態項目内容
運転中又は機能・性能試験
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の運転
停止中性能（吐出圧力，流量）の確認
弁動作試験
弁開閉動作の確認
分解検査
ポンプを分解し，部品の表面状態を，試験及び目視により確認
又は必要に応じて取替
外観検査
ポンプ外観の確認
運転性能の確認として，可搬型代替注水ポンプ(A-2 級)の吐出圧力，流量の確認を行うことが可能な設計とする。
消防用ホースの外観検査として，機能及び性能に影響を及ぼすおそれのある
亀裂，腐食等がないことの確認を行うことが可能な設計とする。
（51-5-6,7,8,9）

3.8-27

(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。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」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，本来の用途以外の用途には使用しない。
なお，通常時に使用する系統である復水補給水系から重大事故等に対処するために格納容器下部注水系（可搬型）に系統構成を切り替える場合に必要な，切り替え操作は，各接続口の弁開閉操作，ホース敷設作業，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）の移動，設置，起動操作である。
また，格納容器下部注水のバイパス流を防止するため，格納容器下部注水系の主流路からの分岐部については，主流路から最も近い弁（第一止め弁）で閉止する運用とする。事故時の対応に支障を来たす等の理由から第一止め弁が閉止できないライン（非常用炉心冷却系ポンプ封水ライン等）についても，格納容器下部注水のバイパス流を防止するため，第一止め弁以降の弁で閉止された
バウンダリ構成とし，このバウンダリ範囲においては，適切な地震荷重との組合せを考慮した上でバウンダリ機能が喪失しない設計とする。
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）の移動，設置，起動操作，及び系統の切り替えに必要な弁操作については，図 3.8-4で示すタイムチャートの通り速やかに切り替えることが可能である。
経過時間（分）
10

手順の項目

20

30

40

50

60

70

80

90

215

格納容器下部注水系（可搬型）によるデブリ冷却 95分（必要注水量到達後注入停止）

要員（数）RPV破損確認
0

10

20

備考

5分 格納容器下部注水系（可搬型）によるデブリ冷却（注水継続）

通信手段確保，電源確保
バイ パス流防止措置，系統構成

中央制御室運転員 Ａ，Ｂ

2

注水確認
注水確認

格納容器下部注水系（可搬型）によるデブリ冷却

現場運転員 Ｃ，Ｄ

2

現場運転員 Ｅ，Ｆ

2

移動，ユニハン ドラ ーリン ク機構取り外し

移動、電源確保

TSC～大湊高台移動 ※２
消防車健全性確認
消防車配置

緊急時対策要員

3

送水準備
送水開始

※3 必要注水量到達後注水停止
送水

図 3.8-4※１ ＲＰＶ破損後の注水開始（注水継続）※1 ＲＰＶ破損が確認されてから注水開始までの時間。
※2 荒浜側高台保管
場所への移動は，10分と想定する。
※3 90ｍ3 /hにて120分注水

格納容器下部注水系（可搬型）によるタイムチャート＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての 1．8 で示すタイムチャート

3.8-28(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，悪影響防止等について」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。
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。
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）は，設置場所において転倒しないことを確認することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。

(6) 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。
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），各接続口付属の弁（屋外），各接続口エクステンションジョイン
ト付操作弁（屋外），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が少ないため操作が可能である。各接続口エクステンション
ジョイント付操作弁（屋内）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。

3.8-29

表 3.8-14

操作対象機器設置場所
機器名称
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
各接続口エクステンションジ
屋外接続口位置
屋外接続口位置ョイント付操作弁（屋外）
各接続口エクステンションジ
原子炉建屋地上 2 階
原子炉建屋地上 2 階
ョイント付操作弁（屋内）（二次格納施設内）
ホース
屋外
屋外又は原子炉建屋内

3.8-303.8.2.2.4.2 設置許可基準規則第 43 条第 3 項への適合状況(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 3 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に加え，十分に余裕のある容量を有するものであること。
(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資料
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 180m3 であることから，1 時間あたり 90m3/h 必要とする。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足するものを採用しており，その規格上要求される性能である 120m3/h とする。
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，重大事故時において，格納容器下部注
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 3 台使用する。保有数は１基あたり 2 セットで 6 号炉及び 7 号炉を合わせて 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 13 台を分散して保管する。
（51-6-6～12）(2) 確実な接続（設置許可基準規則第 43 条第 3 項二）(ⅰ) 要求事項
常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。）と接続するものにあっては，当該常設設備と容易かつ確実に接続することができ，かつ，二以上の系統又は発電用原子炉施設が相互に使用することができるよう，接続部の規格の統一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，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」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）の接続箇所は，低圧代替注水系，燃料プール代替注水系，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カプラー接続にすることに加え，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続ができる設計とする。また，6 号炉及び 7 号炉が相互に使用することができるよう，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）から来るホースと接続
3.8-31

口について，ホースと接続口を簡便な接続方式であるカプラー接続にすることに加え，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続ができる設計とする。
（51-7-1）(3) 複数の接続口（設置許可基準規則第 43 条第 3 項三）(ⅰ) 要求事項
常設設備と接続するものにあっては，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外か
ら水又は電力を供給するものに限る。）の接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設けるものであること。
(ⅱ)適合性
基本方針については，「2.3.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等について」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繋がる「接続口（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繋がる「接続口（屋内ホース）」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繋がる「接続口（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繋がる「接続口（屋内ホース）」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設計とする。
（51-7-1）(4) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項四）(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可搬型重大事故等対処設備を設置場所に据え付け，及び常設設備と接続することができるよう，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。

3.8-32

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，
炉心損傷後の格納容器ベントを実施していない状況で屋外で使用する設備であり，想定される重大事故等が発生した場合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，線量を測定し線量が低い位置に配置することにより，これら設備の設置及び常設設備との接続が可能とする。また，現場での接続作業にあたっては，簡便なカプラー接続による接続方式により，確実に速やかに接続が可能な設計とする。
（51-7-1～5）(5) 保管場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項五）(ⅰ) 要求事項
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，悪影響防止等について」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その他の条件を考慮し，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
所に分散して配置する設計とする。
（51-8-1）(6) アクセスルートの確保（許可基準規則第 43 条第 3 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，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，工場等内の道路及び通路が確保できるよう，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，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」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』参照）（51-9-1,2）
3.8-33

(7)設計基準事故対処設備及び常設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）(ⅰ) 要求事項
重大事故防止設備のうち可搬型のものは，共通要因によって，設計基準事故
対処設備の安全機能，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
重大事故防止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，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に示す。

多様性，位置的分散，悪影響防止等について」

格納容器下部注水系（可搬型）は重大事故緩和設備であり，常設重大事故緩和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，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。

3.8-34

3.8.3 その他設備
3.8.3.1 消火系による原子炉格納容器下部注水設備
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。
本系統は，ディーゼル駆動消火ポンプを用い，ろ過水を水源とした消火系配管保有
水を消火系配管，弁及び原子炉格納容器下部注水配管を経由して，原子炉格納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，全交流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。
（51-10-2）
3.8.3.2 コリウムシールド
3.8.3.2.1 設備概要
炉心損傷後に原子炉圧力容器底部が破損し，原子炉格納容器下部ドライウェルへの溶融炉心の落下に至り，落下してきた溶融炉心が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(以下，「ドライウェルサンプ」という。)内に流入する場合，ドライウェルサンプ底面から原子炉格納容器バウンダリである鋼製ライ
ナまでの距離が小さいことから，サンプ底面コンクリートの浸食により溶融炉心が鋼製ライナに接触し，原子炉格納容器のバウンダリ機能が損なわれるおそれがある。ドライウェルサンプへの溶融炉心の流入を防ぎ，かつ原子炉格納容器下部注水設備と合わせて，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，コリウムシールドを設置する。
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。
（51-10-3～7）

3.8-35

3.9 水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備【52 条】【設置許可基準規則】（水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備）
第五十二条 発電用原子炉施設には，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には，水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために必要な設備を設けなければならない。
（解釈）
１ 第５２条に規定する「水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
＜BWR＞ａ）原子炉格納容器内を不活性化すること。
＜PWR のうち必要な原子炉＞ｂ）水素濃度制御設備を設置すること。
＜BWR 及びPWR 共通＞
ｃ）水素ガスを原子炉格納容器外に排出する場合には，排出経路での水素爆発を防止すること，放射性物質の低減設備，水素及び放射性物質濃度測定装置を設けること。
ｄ）炉心の著しい損傷時に水素濃度が変動する可能性のある範囲で測定できる監視設備を設置すること。
ｅ）これらの設備は，交流又は直流電源が必要な場合は代替電源設備からの給電を可能とすること。

3.9-1

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
3.9.1 設置許可基準規則第 52 条への適合方針
重大事故等時において原子炉格納容器内における水素爆発による破損を防止する必要がある場合には，水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために必要な設備を設ける。
（１）原子炉格納容器内の不活性化（設置許可基準規則解釈の第 1 項ａ））
重大事故等時において，原子炉格納容器内におけるジルコニウム－水反応により発生する水素ガスにより，原子炉格納容器内で水素爆発が発生することを防止するため，原子炉運転中は原子炉格納容器内を不活性ガス系により常時不活性化する。なお，不活性ガス系は設計基準対象施設であり，重大事故等が発生した際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及び代替格納容器圧力逃がし装置の設置
重大事故等時において原子炉格納容器内における水素爆発による破損を防止するための設備として，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設置する。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，及び代替循環冷却を行った際に原子炉格
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） 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。
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。
また，フィルタ装置出口側配管に放射線検出器を設置することにより，放出された放射性物質濃度を測定することが可能な設計とする。さらに，排出経路配管の頂部となる箇所に水素濃度計を設置することにより，系統内の水素濃度を測定可能な設計とする。
（設置許可基準規則解釈の第１項ｃ)）

3.9-2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替交流
電源設備より受電可能とし，多様性を備えた設計とする。
（設置許可基準規則解釈の第１項ｅ））（３）耐圧強化ベント系の設置
耐圧強化ベント系については，「3.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備」にて説明しているように，炉心損傷前において原子炉格納容器から大気を最終ヒートシンクとして熱を輸送する設備として設置するものであるが，炉心損傷後において代替循環冷却を長期使用した際に，原子炉格納容器内で発生する水素ガス及び酸素ガスを排出することにより原子炉格納容器内における水素爆発による破損を防止するための設備としても使用する。
また，炉心損傷後に耐圧強化ベントを使用するため，以下の条件を満たすものとする。
ⅰ） 排出経路での水素爆発を防止するため，耐圧強化ベントを使用する前に
外部より排出ラインへ不活性ガスを供給することで，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より系統内が可燃域に達することを防止する設計とする。
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とすることにより，放出される放射性物質の低減を図るものとする。
また，排出経路の配管に放射線検出器を設置することにより，放出された
放射性物質濃度を測定することが可能な設計とする。さらに，排出経路の配管頂部となる箇所に水素濃度計を設置することにより，系統内の水素濃度を測定可能な設計とする。
（設置許可基準規則解釈の第１項ｃ)）ⅱ） 耐圧強化ベント系の電源については，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替交流電源設備より受電可能とし，多様性を備えた設計とする。
（設置許可基準規則解釈の第１項ｅ））（４）水素濃度監視設備の設置（設置許可基準規則解釈の第１項ｄ））
重大事故等時に水素濃度が変動する可能性のある範囲で水素濃度を監視するため，原子炉格納容器内に格納容器内水素濃度（SA）を設置する。格納容器
内水素濃度（SA）は代替電源設備からの給電により中央制御室において原子炉格納容器内水素濃度の監視が可能な設計とする。
なお，炉心損傷後に代替循環冷却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内が水素爆発することを防止するため，原子炉格納容器内の雰囲気ガスを排気する必要がある。このため，格納容器内雰囲気モニタにて，原子炉格納容器内の水素濃度に加え原子炉格納容器内の酸素濃度の監視が可能な設計とする。また，格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度は全交流動力電源喪失が発生した場合でも，代替
3.9-3

電源設備からの給電及びサンプリングガスを代替原子炉補機冷却系により冷却して，中央制御室において原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視が可能な設計とする。

なお，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自主設備として，以下を整備する。
（５）可燃性ガス濃度制御設備の設置
重大事故等時において原子炉格納容器内で発生する水素ガス及び酸素ガスを再結合することにより水素濃度の抑制を行い，水素爆発による破損を防止する。
なお，可燃性ガス濃度制御設備については設計基準事故対処設備として設置するものであることから，重大事故等が発生した場合において可燃性ガス濃度制御設備を使用して原子炉格納容器内の水素濃度を制御する運用については
自主的な運用とする。

3.9-4

3.9.2 重大事故等対処設備
3.9.2.1 格納容器圧力逃がし装置
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 3.9-1，重大事故等対処設備一覧を表 3.9-1 に示す。
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）」で記述している。

3.9-5

図 3.9-1

格納容器圧力逃がし装置

3.9-6

系統概要図

コンプレッサー

可搬式窒素供給装置車等

発電機

スクラバ水pH制御設備

FE

FE

LT

ドレンポンプ流量

ドレン
ポンプ設備

フィルタ装置水位

金属フィルタ差圧

DPＮ2ベントライン

オリフィス

ラプチャーディスク

Ｎ2供給ラインフィルタ装置フィルタベント遮蔽壁

フィルタ装置出口圧力

PT

給水ライン

補給薬液

水中ポンプ等

可搬型代替注水ポンプ(A-2級）

RE

RE

フィルタ
装置

よう素
フィルタ

フィルタ装置
水素濃度

H2E

フィルタ装置
入口圧力PT

フィルタ装置
水素濃度

H2E

配管遮蔽

フィルタ装置スクラバ水pHpH

原子炉建屋

ドレンタンク水位

LＳ

ドレン
タンク

フィルタ装置
出口放射線モニタ

7号炉

フィルタ装置出口配管圧力PI

ラプチャーディスクフィルタ装置
出口放射線モニタ

6号炉

Ｎ2ベントライン

重大事故等対処設備（附属設備等）

重大事故等対処設備（主要設備）

AO

〔Ｆ．Ｏ〕

MO

二次格納施設サプレッション・
チェンバ

原
子
炉
圧
力
容
器

ドライウェル〔Ｆ．Ｏ〕

原子炉区域運転階より非常用ガス処理系
排風機へ

MO

原子炉区域・
タービン区域〔Ｆ．Ｃ〕
換気空調系排風機へ
原子炉区域より

MO

AO

AO

MO

〔Ｆ．Ｃ〕

AO

・

〔Ｆ．Ｃ〕

AO

・

パージ用排風機

MO

AO
〔Ｆ．Ｏ〕

可燃性ガス濃度制御系
気水分離器より

非常用ガス処理系
排風機より

〔Ｆ．Ｃ〕

AO

〔Ｆ．Ｃ〕

AO

・

MO

MO

MO

Ｎ2供給ライン

〔Ｆ．Ｃ〕

AO

・

Ｎ2供給ライン可搬型窒素供給装置

原子炉建屋

MO

ボンベ

遠隔手動弁操作設備

MO

ボンベ

遠隔手動弁操作設備

遠隔手動弁操作設備

遠隔手動弁操作設備

遠隔手動弁操作設備

ボンベ

遠隔手動弁操作設備

ボンベ

主排気筒

・ 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 計測設備（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。

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
設備名
主要設備
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】附属設備
ドレンポンプ設備【常設】ドレンタンク【常設】遠隔手動弁操作設備【常設】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】
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）【可搬】※1
水源
防火水槽【常設】（ 水 源 に 関 淡水貯水池【常設】する流路，電源設備を含む）
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【常設】原子炉格納容器【常設】真空破壊弁（S／C→D／W）【常設】
注水先
－
※2
電源設備
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】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】（次頁へ続く）
3.9-7

設備区分

設備名

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】所内蓄電式直流電源設備
AM 用直流 125V 蓄電池【常設】AM 用直流 125V 充電器【常設】※3計装設備
フィルタ装置水位【常設】フィルタ装置入口圧力【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】フィルタ装置金属フィルタ差圧【常設】フィルタ装置スクラバ水 pH【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】※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」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 計測設備」で示す。

3.9-8

3.9.2.2 代替格納容器圧力逃がし装置
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格納容器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，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）」で記述している。

・ 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 計測設備（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。

：重大事故等対処設備（主要設備）：重大事故等対処設備（附属設備等）

二次格納施設

パージ用排風機

AO

格納容器圧力逃がし装置へ
原子炉建屋
MO

RE

原子炉建屋区域・タービン区域
換気空調系へ

フィルタ装置
出口放射線モニタ

AO

非常用ガス処理系へ

ラプチャーディスクPI

可搬型代替注水ポンプ(A-2級）

補給水ライン

遠隔手動弁
操作設備
ドライウェルMOMO

可搬型窒素供給装置
フィルタ装置入口圧力PT

ラプチャーディスク

よう素
フィルタ

フィルタ装置水素濃度
MO

MO

MO

AO

MO

H2E

AO

フィルタ装置水素濃度
※

薬液
タンク

遠隔手動弁操作設備

H2E

オリフィス
Ｎ2ベントライン

AO

原
子
炉
圧
力
容
器

ド
レ
ン
タ
ン
ク

フィルタ
装置
※

サプレッション・
チェンバ

ＤP 金属フィルタ差圧
AO

LＳ

ドレンタンク水位

LT

フィルタ装置水位

pH

フィルタ装置スクラバ水pHMO ※代替格納容器圧力容器
逃がし装置室空調

※

※
MO

MO ※

FE

ドレンポンプ設備

ドレンポンプ流量

電動弁を並列に二台設置することにより，信頼性の向上を図る

図 3.9-2

代替格納容器圧力逃がし装置

3.9-9

AO

主排気筒へ

フィルタ装置出口配管圧力Ｎ2供給ラインフィルタ装置出口圧力 PT

AO
MO

Ｎ2ベントライン

系統概要図

表 3.9-2
設備区分
主要設備

代替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】附属設備
代替格納容器圧力逃がし装置室空調【常設】ドレンポンプ設備【常設】ドレンタンク【常設】遠隔手動弁操作設備【常設】薬液タンク【常設】
可搬型素供給装置【可搬】
可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）【可搬】※1
水源
防火水槽【常設】（ 水 源 に 関 淡水貯水池【常設】する流路，電源設備を含む）
流路
代替格納容器圧力逃がし装置 配管・弁【常設】原子炉格納容器【常設】真空破壊弁(S/C→D/W)【常設】
注水先
－
※2
電源設備
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】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】3.9-10設備区分

設備名
非常用高圧母線 C 系【常設】非常用高圧母線 D 系【常設】所内蓄電式直流電源設備
AM 用直流 125V 蓄電池【常設】AM 用直流 125V 充電器【常設】※3計装設備
フィルタ装置水位【常設】フィルタ装置入口圧力【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】フィルタ装置金属フィルタ差圧【常設】フィルタ装置スクラバ水 pH【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】※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」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 計測設備」で示す。

3.9-11

3.9.2.3 耐圧強化ベント系
3.9.2.3.1 設備概要
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，原子炉格納容器破損（炉心の著しい損傷が発生する前に生ずるものに限る。）を防止するため，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。
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第一優先とするが，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・チェンバ内の圧力は真空破壊弁を経由してドライウェルへ排出する。
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，原子炉建屋屋上に設置している主排気筒を通して大気へ放出する。
本系統は，炉心損傷後に代替循環冷却を長期使用した場合，原子炉格納容器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。排出ラインの一部が大気開放されており，排気中に含まれる水素ガスによる水素爆発を防止するために，可搬型窒素供給装置を用いて不活性ガスにて大気開放ラインのパージを行う。また，排出経路配管に放射線検出器を設置することにより，放出された放射性物質濃度を測定することが可能な設計とする。さらに，排出経路配管の頂部となる箇所に水素濃度計を設置すること
により，系統内に蓄積した水素濃度を測定可能な設計とする。
本系統全体の概要図を図 3.9-3 に，本系統に属する重大事故等対処設備を表 3.9-3に示す。
本系統は，中央制御室での弁操作によって原子炉格納容器からの排気ラインの流路構成を行うことにより，ベントを実施可能である。また，全電源喪失により中央制御室からの弁操作が不可能となった場合においても，現場での弁操作によりベントを実施することが可能である。
耐圧強化ベント系の詳細は，「3.5 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備（設置許可基準規則第 48 条に対する設計方針を示す章）」で記述している。

3.9-12

・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 計測設備（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。

：重大事故等対処設備（主要設備）：重大事故等対処設備（附属設備等）
主排気筒※６号炉については二次格納施設外（原子炉建屋内）に設置

耐圧強化ベント系
放射線モニタ※

格納容器圧力逃がし装置へ
AO

原子炉区域・
タービン区域〔Ｆ．Ｃ〕
換気空調系排風機へ

原子炉区域よりRE

パージ用排風機
AO

MO

MO

ボンベ
〔Ｆ．Ｃ〕

非常用ガス処理系
排風機へ

MO

遠隔手動弁操作設備

HCWサンプへ
AO

〔Ｆ．Ｏ〕

ボンベ

AO
〔Ｆ．Ｃ〕

AO

原子炉区域運転階より〔Ｆ．Ｏ〕

ドライウェル・・

遠隔手動弁操作設備

AO

〔Ｆ．Ｏ〕
〔Ｆ．Ｃ〕

AO

H2E

MO

・
AO

原
子
炉
圧
力
容
器

フィルタ装置水素濃度

遠隔手動弁操作設備
遠隔手動弁操作設備
遠隔手動弁操作設備

〔Ｆ．Ｃ〕

ボンベ
MO

・
サプレッション・
チェンバ

遠隔手動弁操作設備

AO

ボンベ

〔Ｆ．Ｃ〕

MO
MO

非常用ガス処理系
排風機より
MO

原子炉建屋

二次格納施設
可搬式窒素供給装置
可搬型窒素供給装置

図 3.9-3

耐圧強化ベント系

3.9-13

Ｎ2供給ライン

系統概要図

表 3.9-3 耐圧強化ベント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
－
附属設備
遠隔手動弁操作設備【常設】可搬型窒素供給装置【可搬】
水源
－
（水源に関
する流路，電源設備を含む）
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】非常用ガス処理系 配管・弁【常設】原子炉格納容器【常設】真空破壊弁（S/C→D/W）【常設】
注水先
－
※1
電源設備
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】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】所内蓄電式直流電源設備
AM 用直流 125V 蓄電池【常設】AM 用直流 125V 充電器【常設】3.9-14

設備区分
計装設備※2

設備名
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】
耐圧強化ベント系放射線モニタ【常設】フィルタ装置水素濃度【常設】※3※1：単線結線図を補足説明資料 48-2 に示す。
電源設備については「3.14 電源設備」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 計測設備」で示す。
※3：フィルタ装置水素濃度については，設置許可基準規則第 52 条において原子炉格納容器内の水素ガスを排出する際に要求されるものである。格納容器圧力逃がし装置の水素濃度計と兼用であり，サンプリングラインを切り替えることによって，耐圧強化ベント系も計測可能である。

3.9-15

3.9.2.4 水素濃度及び酸素濃度監視設備
3.9.2.4.1 設備概要
格納容器内水素濃度（SA）は，重大事故等時に水素濃度が変動する可能性のある範囲で水素濃度を監視することを目的として原子炉格納容器内に検出器を設置し，水素濃度を測定する。また，格納容器内水素濃度（SA）は常設直流電源が喪失した
場合においても代替電源設備からの給電により中央制御室において原子炉格納容
器内の水素濃度の監視が可能である。
格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度は，炉心損傷後に代替循環冷却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，原子炉格納容器内の雰囲気ガスを排気する必要があることから，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視を目的として二次格納施設内に検出器を設置し，原子炉格納容器内のガスをサンプリ
ングすることで原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度を測定する。
格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度のサンプリング設備は，原子炉格納容器内のガスをサンプリングポンプにより吸い込み，冷却器及び除湿器でガスを処理した後，水素濃度検出器及び酸素濃度検出器により原子炉格納容器内の水素濃度
及び酸素濃度を測定する。
全交流動力電源喪失が発生した場合は代替電源設備からの給電が可能であり，また，サンプリングガスを冷却するための原子炉補機冷却系による冷却機能が喪失した場合においても，代替原子炉補機冷却系による冷却により中央制御室において原
子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の監視が可能である。
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に関する系統概要図を図 3.9-4，重大事故等対処設備一覧を表 3.9-4 に示す。
凡例

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。

信号系
冷却系
サンプリング配管

H2E

水素検出器

O2E

酸素検出器

原子炉建屋

中央制御室

格納容器内

指示計

サンプリング
ポンプ
除湿器 冷却器
格納容器内水素濃度

H2E

O2E

H2E

格納容器内酸素濃度（代替）
原子炉補機冷却系

格納容器内
水素濃度（ＳＡ）

H2E

図 3.9-4

水素濃度及び酸素濃度監視設備に関する系統概要図
3.9-16指示計表 3.9-4 水素濃度及び酸素濃度監視設備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
格納容器内水素濃度（SA）【常設】
格納容器内水素濃度【常設】格納容器内酸素濃度【常設】
附属設備
－
水源
－
（水源に関
する流路，電
源設備を含
む）
流路
－
注水先
－
※1
電源設備
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】
所内蓄電式直流電源設備
AM 用直流 125V 蓄電池【常設】AM 用直流 125V 充電器【常設】計装設備－※1：単線結線図を補足説明資料 52-2 に示す。
電源設備については「3.14 電源設備」で示す。

3.9-17

3.9.2.4.2 主要設備の仕様
主要機器の仕様を表 3.9-5 に示す。
表 3.9-5

主要設備の仕様名称
格納容器内水素濃度（SA）

検出器の種類
水素吸蔵材料式

計測範囲
0～100vol%

個数
2

取付箇所
原子炉格納容器

格納容器内水素濃度

熱伝導式

0～30vol%（6 号炉）
0～20vol%/0～100vol%
（7号炉）

2

格納容器内酸素濃度

熱磁気風式

0～30vol%(6号炉)
0～10vol%/0～30vol%
(7号炉)

2

原子炉建屋地上3，中3階（6号炉）
原子炉建屋地上中3階（7号炉）
原子炉建屋地上3，中3階（6号炉）
原子炉建屋地上中3階（7号炉）

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）」で示す。

3.9.2.4.3 設置許可基準規則第 43 条への適合状況
3.9.2.4.3.1 設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合状況(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。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
格納容器内水素濃度（SA）は，原子炉格納容器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が発生した場合における，原子炉
格納容器内の環境条件及び荷重条件を考慮し，以下の表 3.9-6 に示す設計とする。
格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度は，二次格納施設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が発生した場合における，二次格納施設内の環境条件及び荷重条件を考慮し，以下の表 3.9-6に示す設計とする。

3.9-18

表 3.9-6

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 検出器の設置場所である原子炉格納容器内又は二次格納射線施設内で想定される温度，圧力，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 屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。
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「2.1.3 耐震設計の基本方針」に示す）風（台風）・積雪
原子炉格納容器内又は二次格納施設内に設置するため，
風（台風）及び積雪の影響は受けない。
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。
（52-3-2～7）(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。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
格納容器内水素濃度（SA）は，重大事故等において中央制御室にて監視できる設計であり現場又は中央制御室による操作は発生しない。
格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度は，通常時からサンプリング
方式による計測を実施しており，中央制御室にて監視を行っている。サンプ
リング装置は，中央制御室の格納容器内雰囲気モニタ盤から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，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できる設計とする。
（52-3-8）
表 3.9-7
機器名称
格納容器内水素濃度
格納容器内酸素濃度（サンプリング装置）

操作対象機器

状態の変化

操作場所

操作方法

停止⇒起動
系統選択（D/W⇔S/C）

中央制御室

スイッチ操作

3.9-19(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。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

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，プラント停止中に機能・性能の確認が可能な設計とする。検出器の機能・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央制御室
までのループ試験を行う。
表 3.9-8 水素濃度及び酸素濃度監視設備の試験及び検査
プラント状態
項目内容
停止中
機能・性能試験
サンプルガス校正（52-5-2）(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。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4

操作性及び試験・検査性について」に示す。

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，本来の用途以外の用途には使用しない設計とする。
（52-4-2）(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，悪影響防止について」に示す。
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，他の設備と遮断器又はヒューズによる電気的な分離を行うことで，他の設備

3.9-20に電気的な悪影響を及ぼさない設計とする。
(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。

格納容器内水素濃度（SA）は，重大事故等において中央制御室にて監視できる設計であり現場における操作は発生しない。
格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度は，通常時からサンプリング
方式による計測を実施しており，中央制御室にて監視を行っている。サンプ
リング装置は，中央制御室遮蔽区域内である中央制御室の格納容器内雰囲気
モニタ盤から操作可能な設計とする。
表 3.9-9
機器名称
格納容器内水素濃度
格納容器内酸素濃度（サンプリング装置）

操作対象機器設置場所
設置場所

原子炉建屋地上 3，中 3 階（6 号炉）
原子炉建屋地上中 3 階（7 号炉）

操作場所
中央制御室

（52-3-8）
3.9.2.4.3.2
設置許可基準規則第 43 条第 2 項への適合状況(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。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.2

容量等」に示す。

格納容器内水素濃度（SA）は，重大事故等時に原子炉格納容器内の水素濃度が変動する可能性のある範囲を連続的に監視できることが主な役割であることから， 0～100vol%を計測可能な設計とする。
格納容器内水素濃度及び格納容器内酸素濃度は，重大事故等が発生した場合において，原子炉格納容器内の水素燃焼の可能性（水素濃度4vol%，酸素濃度：5vol%）を把握することが可能な設計とする。
（52-6-2～5）

3.9-21

(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に示す。

多様性，位置的分散，悪影響防止について」

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，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。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.1に示す。

多様性，位置的分散，悪影響防止について」

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）の電源については代替電源設備からの供給を可能としており，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を使用するものであり，電源については代替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，多様性を考慮した設計とする。

3.9-22

3.9.3 その他設備
3.9.3.1 可燃性ガス濃度制御設備
重大事故等時において原子炉格納容器内で発生する水素ガス及び酸素ガスを再結合することにより水素濃度の抑制を行い，水素爆発による破損を防止する。
なお，可燃性ガス濃度制御設備については設計基準事故対処設備として設置するものであることから，重大事故等が発生した際に可燃性ガス濃度制御設備を使用して原子炉格納容器内の水素濃度を制御する運用については自主的な運用とする。

3.9-233.10 水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備【53 条】【設置許可基準規則】（水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備）
第五十三条
発電用原子炉施設には，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉建屋その他の原子炉格納容器から漏えいする気体状の放射性物質を格納するための施設（以下「原子炉建屋等」という。）の水素爆発による損傷を防止する必要がある場合には，水素爆発による当該原子炉建屋等の損傷を防止するために必要な設備を設けなければならない。
（解釈）
１ 第５３条に規定する「水素爆発による当該原子炉建屋等の損傷を防止するために必要な設備」とは，以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
ａ）水素濃度制御設備（制御により原子炉建屋等で水素爆発のおそれがないことを示すこと。）又は水素排出設備（動的機器等に水素爆発を防止する機能を付けること。放射性物質低減機能を付けること。）を設置すること。
ｂ）想定される事故時に水素濃度が変動する可能性のある範囲で推定できる監視設備を設置すること。
ｃ）これらの設備は，交流又は直流電源が必要な場合は代替電源設備からの給電を可能とすること。

3.10-1

3.10 水素爆発による原子炉建屋の損傷を防止するための設備
3.10.1 設置許可基準規則第 53 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建屋等の水素爆発による損傷を防止するために，水素濃度制御設備及び水素濃度の監視設備として以下の設備を
設ける。
(1)

静的触媒式水素再結合器(設置許可基準規則解釈の第 1 項(1) a), c))
水素濃度制御設備として，原子炉建屋オペレーティングフロアに静的触媒式水素再結合器を設置し，炉心の著しい損傷が発生して原子炉格納容器から原子炉建
屋内に水素ガスが漏えいした場合において，原子炉建屋内の水素濃度上昇を抑制
し，水素濃度を可燃限界未満に制御することで，原子炉建屋の水素爆発を防止す
る設計とする。また，静的触媒式水素再結合器は運転員による起動操作を行うことなく，水素ガスと酸素ガスを触媒反応によって再結合できる装置を適用し，起動操作に電源が不要な設計とする。
また，静的触媒式水素再結合器の動作確認を行うために静的触媒式水素再結合器の動作監視装置として，静的触媒式水素再結合器の入口側及び出口側に温度計を設置し，中央制御室で監視可能な設計とする。静的触媒式水素再結合器動作監
視装置は代替電源設備からの給電により中央制御室において静的触媒式水素再結合器の動作確認が可能な設計とする。

(2)

水素濃度の監視設備(設置許可基準規則解釈の第 1 項(1) b), c))
原子炉建屋水素濃度は，炉心の著しい損傷が発生した場合に水素濃度が変動する可能性のある範囲で水素濃度を監視することを目的として原子炉建屋内に検出器を設置し，水素濃度を測定する。また，原子炉建屋水素濃度は代替電源設備
からの給電により中央制御室において原子炉建屋内水素濃度の監視が可能な設計とする。

また，重大事故等時において原子炉建屋等の水素爆発による損傷を防止するための自主対策設備として，以下を整備する。

(3)

格納容器頂部注水系の設置
原子炉格納容器トップヘッドフランジのシール材の熱劣化を緩和し，原子炉格
納容器から原子炉建屋への水素漏えいを抑制するために，原子炉ウェルに注水することで原子炉格納容器トップヘッドフランジを冷却する格納容器頂部注水系を設置する。

3.10-2

格納容器頂部注水系は，重大事故等時に原子炉建屋外から代替淡水源（防火水槽又は淡水貯水池）の水，若しくは海水を，可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）により原子炉ウェルに注水することで原子炉格納容器頂部を冷却できる設計とする。

(4)

サプレッションプール浄化系による原子炉ウェル注水手段の整備
サプレッションプール浄化系により復水貯蔵槽の水を原子炉ウェルに注水することで原子炉格納容器トップヘッドフランジを冷却し，原子炉格納容器から原子炉建屋への水素漏えいを抑制する。

(5)

原子炉建屋トップベント設備の設置
原子炉建屋トップベント設備を設置し，仮に原子炉建屋内の水素濃度が上昇した場合においても，原子炉建屋オペレーティングフロア天井部の水素ガスを外部へ排出することで，水素ガスの建屋内滞留を防止する設計とする。

3.10-33.10.2 重大事故等対処設備
3.10.2.1 静的触媒式水素再結合器
3.10.2.1.1
設備概要
静的触媒式水素再結合器は，炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉建屋内の水素濃度上昇を抑制し，水素爆発を防止する機能を有する。この設備
は，触媒カートリッジ，ハウジング等の静的機器で構成し，運転員による起動操
作を行うことなく，原子炉格納容器から原子炉建屋に漏えいした水素ガスと酸素ガスを触媒反応によって再結合させることができる。
静的触媒式水素再結合器の動作監視装置として，静的触媒式水素再結合器の入口側及び出口側に温度計を設置し，中央制御室から監視可能な設計とする。また，静的触媒式水素再結合器動作監視装置は代替電源設備から給電が可能な設計とする。
静的触媒式水素再結合器及び静的触媒式水素再結合器動作監視装置に関する重大事故等対処設備一覧を表 3.10-1 に，概要図を図 3.10-1～2 に示す。

触媒カートリッジ

図 3.10-1

静的触媒式水素再結合器

静的触媒式水素再結合器概要

3.10-4

凡例
信号系

静的触媒式水素再結合器
動作監視装置

TE

TE

温度検出器

原子炉建屋

中央制御室へ

TE
静的触媒式水素再結合器

TE

ドライウェル

TE

原
子
炉
圧
力
容
器

中央制御室

指示計

サプレッション・
チェンバ

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。

図3.10-2

静的触媒式水素再結合器動作監視装置の概要

3.10-5

表 3.10-1

静的触媒式水素再結合器及び静的触媒式水素再結合器動作監視装置
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

静的触媒式水素再結合器【常設】静的触媒式水素再結合器動作監視装置【常設】

附属設備

－

水源（水源に関 －する流路，電源設備を含む）
流路

－

注水先

－

電源設備※1

常設代替直流電源設備
AM 用直流 125V 蓄電池【常設】AM 用直流 125V 充電器【常設】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】

計装設備

－

※1：単線結線図を補足説明資料 53-2 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。

3.10-6

3.10.2.1.2
主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
(1) 静的触媒式水素再結合器
種類：触媒反応式
水素処理容量 ：約0.25kg/h/個(水素濃度4.0vol％，100℃，大気圧において)最高使用温度 ：300℃
個数
：56
本体材料
：ステンレス鋼
取付箇所：原子炉建屋地上4階(2) 静的触媒式水素再結合器動作監視装置
主要機器の仕様を表 3.10-2 に示す。
表3.10-2

静的触媒式水素再結合器動作監視装置の主要仕様

名称

検出器の種類

計測範囲

個数

取付箇所

熱電対

0～300℃

4※

原子炉建屋地上4階

静的触媒式水素再結合器
動作監視装置※ 2個の静的触媒式水素再結合器に対して，出入口に1個設置

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）」で示す。

3.10-7

3.10.2.1.3

設置許可基準規則第 43 条への適合方針

3.10.2.1.3.1
設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(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。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
静的触媒式水素再結合器及び動作監視装置は，二次格納施設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が発生した場合における，二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できるよう，以下の表 3.10-3 に示す設計とする。なお，静的触媒式水素再結合器
は，触媒が湿度及び蒸気による性能低下を防止するために，触媒粒に疎水コー
ティングを施す設計とする。
（53-3-2,6）
表 3.10-3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・放射線設置場所である二次格納施設内で想定される温度，圧力，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

屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。

海水を通水する系統への影響

海水を通水することはない。

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

二次格納施設内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。

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。

3.10-8

(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。
(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。
静的触媒式水素再結合器は，水素ガスと酸素ガスが流入すると触媒反応によって受動的に起動する設備とし，操作不要な設計とする。
静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，重大事故等時において中央制御室
にて監視できる設計であり現場又は中央制御室による操作は発生しない。
(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。
(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。
静的触媒式水素再結合器は，表3.10-4に示すように，発電用原子炉の停止
中に機能・性能試験及び外観検査が可能とするため，触媒カートリッジが取り出しできる設計とする。
静的触媒式水素再結合器には，専用の検査装置を用意し，静的触媒式水素再結合器内の触媒カートリッジを抜き取り，検査装置にセット後，水素ガスを含む試験ガスを通気することで水素処理性能の確認が可能な設計とする。
また，発電用原子炉の停止中に，触媒カートリッジに異物の付着がないこと，ハウジングが設計通りの形状を保持していることを外観検査にて確認可
能な設計とする。
（53-5-2,別添資料－3 45～46）

3.10-9

表 3.10-4
プラント状態
停止中

静的触媒式水素再結合器の試験及び検査
項目

内容

外観検査

触媒カートリッジの外観確認
ハウジングの外観確認

機能・性能試験

触媒カートリッジの水素処理性能確認

静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，模擬入力による機能・性能の確認（特性の確認）及び校正が可能な設計とする。
表 3.10-5静的触媒式水素再結合器動作監視装置の試験及び検査

プラント状態
停止中

項目

内容

機能・性能試験

絶縁抵抗測定温度確認（53-5-3）(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。
(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。
静的触媒式水素再結合器は重大事故時における原子炉建屋の水素濃度上昇
抑制機能としてのみ使用することとし，本来の用途以外の用途に使用しない設計とする。また，静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，重大事故時における静的触媒式水素再結合器の動作確認に使用するものであり，本来の用途以外の用途には使用しない設計とする。そのため，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について，切り替え操作は発生しない。
(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。

3.10-10

(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。
静的触媒式水素再結合器は，他の設備と独立して原子炉建屋オペレーティン
グフロア壁面近傍に機器単独で設置することで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，静的触媒式水素再結合器は，水素ガスが存在しないと再結合反応を起こすことはなく，プラント運転中に他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。炉心の著しい損傷が発生し，原子炉建屋オペレーティングフロ
アに水素ガスが漏えいした場合は，静的触媒式水素再結合器が再結合反応により温度上昇するが，重大事故時に使用する設備の機能に影響を与えるような温度範囲の位置に配置しないことで，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。
（53-3-2,6）静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，他の設備と遮断器又はヒューズによる電気的な分離を行うことで，他の設備に電気的な悪影響を及ぼさない設計とする。また，静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，静的触媒式水素再結合器内への水素ガス流入流路を妨げない配置及び寸法とすることで，静的触媒
式水素再結合器の水素処理性能に影響を及ぼさない設計とする。
（別添資料-3 114）
(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。
静的触媒式水素再結合器は，触媒反応によって受動的に運転される設備とし，現場における作業は発生しない。
静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，重大事故等時において中央制御室
にて監視できる設計であり現場における作業は発生しない。

3.10-11

3.10.2.1.3.2
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。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
静的触媒式水素再結合器は，炉心の著しい損傷が発生し，原子炉格納容器から原子炉建屋内に水素ガスが漏えいした場合において，原子炉建屋の水素爆発を防止するために，原子炉建屋オペレーティングフロアの水素，酸素濃度を可燃限界未満に制御するために必要な水素処理容量を有する設計とする。また，静的触媒式水素再結合器は，原子炉建屋オペレーティングフロア
内の水素ガスの効率的な除去を考慮して，原子炉建屋オペレーティングフロ
ア内に分散させた配置とする。
静的触媒式水素再結合器は，炉心の著しい損傷が発生した場合に原子炉格
納容器内に存在するガス状よう素による性能低下を考慮し，必要な水素処理
容量に裕度をもたせた容量を有する個数を配備する。個数の設定にあたって
は，燃料有効部の被覆管全て（AFC100%）に相当する水素発生量とし，1600kgとする。これらの水素ガスが原子炉格納容器から原子炉建屋に漏えいする格
納容器漏えい率は，原子炉格納容器圧力2Pd（設計圧力の2倍）における格納容器漏えい率である約1.0%/日に余裕を考慮し10%/日とする。これらを踏まえて，静的触媒式水素再結合器の個数は，反応阻害物質ファクター0.5を考慮し，上記で示す水素漏えい量において原子炉建屋オペレーティングフロアを
可燃限界未満に処理することができる個数「54個以上」とし，6号及び7号炉
は，この個数に余裕を見込み56個／プラントとする。
静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，静的触媒式水素再結合器作動時に想定される温度範囲を監視可能とし，位置的分散を考慮して，原子炉建屋
オペレーティングフロアの両壁面に分散配置したそれぞれ1個の静的触媒式水素再結合器に設置する設計とする。
（53-3-2,6）（53-6-5,6）(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。

3.10-12(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。
静的触媒式水素再結合器及び動作監視装置は，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。
(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。
静的触媒式水素再結合器は重大事故緩和設備であり，同一目的の重大事故等
対処設備はない。
静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，同一目的の水素爆発による原子炉建屋の損傷を防止するための監視設備である原子炉建屋水素濃度とは多様性を有した計測方式とし，検出器も位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障によって同時に機能を損なわれない設計とする。また，静的触媒式水素再結合器動作監視装置の電源については，非常用ディーゼル発電機に対して多様性を有する代替電源設備からの給電が可能であり，多様性を考慮した設計とする。
（53-2-2,3）（53-3-2,6）

3.10-13

3.10.2.2

原子炉建屋水素濃度

3.10.2.2.1
主要設備
原子炉建屋水素濃度は重大事故等が発生し，ジルコニウム－水反応等で短期的に発生する水素ガス及び水の放射線分解等で長期的に緩やかに発生し続ける水素ガ
スが原子炉格納容器から原子炉建屋へ漏えいした場合に，原子炉建屋において，水素濃度が変動する可能性のある範囲で測定を行い，中央制御室において連続監視できる設計とする。また，原子炉建屋水素濃度は代替電源設備から給電が可能な設計とする。
原子炉建屋水素濃度に関する重大事故等対処設備一覧を表 3.10-6 に，系統概要
図を図 3.10-3 に示す。
凡例
信号系

H2E

水素検出器

原子炉建屋水素濃度

H2E

中央制御室へ

原子炉建屋

H2E

ドライウェル

中央制御室へ
H2E(上部ドライウェル
所員用エアロック)

原
子
炉
圧
力
容
器

中央制御室

H2E

指示計

(上部ドライウェル
機器搬入用ハッチ)

H2E
中央制御室へ
H2E

サプレッション・
チェンバ(サプレッション・
チェンバ出入口)

H2E(下部ドライウェル
所員用エアロック)(下部ドライウェル
機器搬入用ハッチ)

図 3.10-3

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。

原子炉建屋水素濃度の概略構成図

3.10-14

表 3.10-6

原子炉建屋水素濃度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

原子炉建屋水素濃度【常設】

附属設備

－

水源（水源に関 －する流路，電源設備を含む）
流路

－

注水先

－

電源設備※1

常設代替直流電源設備
AM 用直流 125V 蓄電池【常設】AM 用直流 125V 充電器【常設】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】

計装設備

－

※1：単線結線図を補足説明資料 53-2 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。

3.10-15

3.10.2.2.2
主要設備の仕様
主要設備の仕様を表 3.10-7 に示す。
表 3.10-7
名称

検出器の種類

主要設備の仕様

計測範囲

個数

取付箇所
原子炉建屋地上4階:2個
原子炉建屋地上2階:2個

原子炉建屋水素濃度

熱伝導度方式

0～20vol%

7

原子炉建屋地下1階:1個
原子炉建屋地下中2階：1個
原子炉建屋地下2階:1個

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）」で示す。

3.10-16

3.10.2.2.3

設置許可基準規則第 43 条への適合方針

3.10.2.2.3.1
設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合方針(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。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
原子炉建屋水素濃度は，二次格納施設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が発生した場合における，原子炉格納容器内の環境条件及び荷重条件を，その機能を有効に発揮することができるよう，以下の表 3.10-8 に示す設計とする。
（53-3-2～9）

表 3.10-8

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・放射線設置場所である二次格納施設内で想定される温度，圧力，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

屋外に設置するものではないため，天候による影響は受けない。

海水を通水する系統への影響

海水を通水することはない。

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

二次格納施設内に設置するため，風（台風）及び積雪の影響は受けない。

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。

3.10-17

(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。
(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。
原子炉建屋水素濃度は，重大事故等時において中央制御室にて監視できる設計であり現場又は中央制御室による操作は発生しない。
(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。
(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。
原子炉建屋水素濃度は，プラント停止中に機能・性能の確認が可能な設計とする。検出器の機能・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央制御室までのループ試験を行う。
表 3.10-9

原子炉建屋水素濃度の試験及び検査性

プラント状態

項目

内容

停止中

機能・性能試験

サンプルガス校正（53-5-4）(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。
(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。
原子炉建屋水素濃度は，本来の用途以外の用途には使用しない設計とする。

3.10-18

(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。
原子炉建屋水素濃度は，他の設備と遮断器又はヒューズによる電気的な分離を行うことで，他の設備に電気的な悪影響を及ぼさない設計とする。
(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。
原子炉建屋水素濃度は，重大事故等時において中央制御室にて監視できる設計であり現場における作業は発生しない。

3.10.2.2.3.2
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。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
原子炉建屋水素濃度は，炉心損傷時に原子炉格納容器内に発生する水素ガ
スが原子炉建屋に漏えいした場合に，静的触媒式水素再結合器による水素濃度低減（可燃限界である4vol%未満）をトレンドとして連続的に監視できることが主な役割であることから，0～20vol%を計測可能な設計とする。なお，原子炉建屋水素濃度は，水素ガスが最終的に滞留する原子炉建屋オペレーティ
ングフロアの天井付近に位置的分散して配置するとともに，格納容器内で発3.10-19

生した水素ガスが漏えいするポテンシャルのある原子炉建屋オペレーティン
グフロア以外のエリアにも設置し，水素ガスの早期検知及び滞留状況を把握する事が可能な設計とする。
（53-3-2～9）（53-6-7,8）(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。
原子炉建屋水素濃度は，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。
(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。
原子炉建屋水素濃度は，原子炉建屋内に設置されており，環境条件，自然現
象，外部人為事象，溢水，火災に対して，可能な限り頑健性をもたせた設計とする。
原子炉建屋水素濃度は，同一目的の水素爆発による原子炉建屋の損傷を防止するための監視設備である静的触媒式水素再結合器動作監視装置とは多様性を有した計測方式とし，検出器も位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障によって同時に機能を損なわれない設計とする。また，原子炉建屋水素濃度の電源については，非常用ディーゼル発電機に対して多様性を有する代替電源設備からの給電を可能としており，多様性を考慮した設計とする。
（53-2-2,3）（53-3-2～9）

3.10-20

3.10.3

その他設備

3.10.3.1 格納容器頂部注水系
3.10.3.1.1 設備概要
重大事故等時において，原子炉格納容器頂部を冷却することで原子炉格納容器
外への水素漏えいを抑制し，原子炉建屋の水素爆発を防止するため，格納容器頂部注水系を設ける。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ある。
格納容器頂部注水系は，原子炉ウェルに水を注水し，原子炉格納容器トップヘ
ッドフランジシール材を原子炉格納容器外部から冷却することを目的とした系統である。格納容器頂部注水系は，可搬型代替注水ポンプ，接続口等で構成しており，重大事故等時において，代替淡水源の水又は海水を原子炉ウェルに注水し原子炉格納容器頂部を冷却することで，原子炉格納容器頂部からの水素漏えいを抑制する設計とする。
したがって，事故時に速やかに原子炉格納容器トップヘッドフランジシール材を冠水させるように原子炉ウェルに水を張ることが必要であり，その際の必要注
水量は冠水分と余裕分も見込み約 70m3 以上とする。これを注水開始から約 1 時間
30 分で達成できることを設計方針としており，格納容器頂部注水系の系統流量は
50m3/h 以上とする。これを達成するために，格納容器頂部注水系のポンプは可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を採用する。また，可搬型代替注水ポンプを接続する
接続口は，位置的に分散して複数箇所に設置する。
3.10.3.1.2 他設備への悪影響について
格納容器頂部注水系を使用することで，原子炉ウェルに水が注水される。この際，悪影響として懸念されるのは，以下の通りである。
・原子炉格納容器温度が 200℃のような過温状態で常温の水を原子炉ウェルに注水することから，原子炉格納容器トップヘッドフランジを急冷することによる鋼材部の熱収縮による応力発生に伴う原子炉格納容器閉じ込め機能への影響
・原子炉格納容器トップヘッドフランジ部を冷却することにより，原子炉格納容器
トップヘッドフランジからの水素漏えいを防ぐことから，静的触媒式水素再結合器が設置されている原子炉建屋オペレーティングフロアに，原子炉格納容器内の水素ガスが直接漏えいしない傾向になることによる，原子炉建屋水素爆発防止機
能への影響
・原子炉格納容器トップヘッドフランジ部を冷却することにより，原子炉ウェルに溜まった水が蒸発することから，原子炉建屋に水蒸気が発生することによる，原子炉建屋水素爆発防止機能への影響

3.10-21

・原子炉ウェルに注水し原子炉格納容器トップヘッドフランジ部を冷却するため、原子炉格納容器を除熱することによる原子炉格納容器負圧破損への影響
このうち，原子炉格納容器トップヘッドフランジ部急冷による原子炉格納容器
閉じ込め機能への影響については，原子炉格納容器トップヘッドフランジ締付ボ
ルト冷却時の発生応力を評価した結果，ボルトが急冷された場合でも応力値は降
伏応力を下回っていることからボルトが破損することはない。
また，原子炉格納容器トップヘッドフランジからの水素漏えいを防ぐことによる，原子炉建屋水素爆発防止機能への影響については，水素ガスの漏えい箇所を
原子炉建屋下層階（地上 2 階，地下 1 階，地下 2 階）のみとして原子炉建屋内の水素挙動を評価し，可燃限界に至ることはないことが確認できているため，原子炉建屋水素爆発防止機能に悪影響を与えない。
原子炉ウェルに溜まった水が蒸発することによる原子炉建屋水素爆発防止機能への影響については，原子炉建屋オペレーティングフロアに水蒸気が追加で流入した場合の原子炉建屋内の水素挙動を評価し，可燃限界に至ることはないことが確認できているため，原子炉建屋水素爆発防止機能に悪影響を与えない。
原子炉格納容器の負圧破損に対する影響については、原子炉ウェルに注水し原子炉格納容器トップヘッドフランジを冷却することによる原子炉格納容器除熱効
果は小さく、崩壊熱に対して十分低いため、原子炉格納容器を負圧にするような悪影響はない。
（別添資料 3 81～82，138～141）

3.10-22

3.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備【55 条】【設置許可基準規則】（工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備）
第五十五条 発電用原子炉施設には、炉心の著しい損傷及び原子炉格納器の破損又は貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷に至った場合において工場等外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な設備を設けなければならない。
（解釈）
１ 第５５条に規定する「工場等外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な設備」とは、以下に掲げる措置又はこれらと同等以上の効果を有する措置を行うための設備をいう。
ａ）原子炉建屋に放水できる設備を配備すること。
ｂ）放水設備は、原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災に対応できること。
ｃ）放水設備は、移動等により、複数の方向から原子炉建屋に向けて放水することが可能なこと。
ｄ）放水設備は、複数の発電用原子炉施設の同時使用を想定し、工場等内発電用原子炉施設基数の半数以上を配備すること。
ｅ）海洋への放射性物質の拡散を抑制する設備を整備すること。

3.12-1

3.12 工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備
3.12.1

設置許可基準規則第 55 条への適合方針
炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール内の燃料
体等の著しい損傷に至った場合において発電所外への放射性物質の拡散を抑制するため，以下の設備を設置及び保管する。
また，原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災に対応でき
る以下の設備を設置及び保管する。

(1)

原子炉建屋放水設備（大気への拡散抑制）（設置許可基準規則解釈の第 1 項a),c),d)）
炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷に至った場合において大気への放射性物質の拡散を抑制するため原子炉建屋へ放水できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・大容量送水車（6 号及び 7 号炉共用）・放水砲（6 号及び 7 号炉共用）
なお，放水に必要な設備（大容量送水車及び放水砲）は，車両設計等による可搬設備にすることで，複数方向から放水可能な設計とする。また，放水に必要な設備は，6 号及び 7 号炉共用で 1 セット以上確保する。

(2)

海洋拡散抑制設備（設置許可基準規則解釈の第 1 項 e)）
大気への放射性物質の拡散を抑制するため放水砲による放水を実施した場
合において，放水によって取り込まれた放射性物質の海洋への拡散を抑制できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・汚濁防止膜（6 号及び 7 号炉共用）
・小型船舶（汚濁防止膜設置用）（（以下，「小型船舶」という。）（6 号及び 7号炉共用）
・放射性物質吸着材（6 号及び 7 号炉共用）(3)

原子炉建屋放水設備（航空機燃料火災への泡消火）（設置許可基準規則解釈の第 1 項 b),c),d)）
原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災に対応できる設計とする。
具体的な設備は，以下のとおりとする。
・大容量送水車（6 号及び 7 号炉共用）・放水砲（6 号及び 7 号炉共用）
・泡原液混合装置（6 号及び 7 号炉共用）
・泡原液搬送車（6 号及び 7 号炉共用）
なお，放水に必要な設備（大容量送水車，放水砲，泡原液混合装置及び泡原
液搬送車）は，車両設計等による可搬設備にすることで，複数方向から放水可
3.12-2

能な設計とする。また，放水に必要な設備は，6 号及び 7 号炉共用で 1 セット以上確保する。
また，航空機燃料火災へ対応するための自主対策設備として，以下を整備する。
(4)

航空機燃料火災に対する初期消火設備
原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災が発生した場合，初期対応における泡消火及び延焼防止処置をするため，以下の設備を設置する。
・化学消防自動車
・水槽付消防ポンプ自動車
・高所放水車・泡原液備蓄車

3.12-3

3.12.2
3.12.2.1

重大事故等対処設備
工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備（大気への拡散抑制，海洋への拡散抑制，航空機燃料火災への泡消火）

3.12.2.1.1
設備概要
3.12.2.1.1.1 原子炉建屋放水設備（大気への拡散抑制）
原子炉建屋放水設備は，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は使用済
燃料プール内の燃料体等の著しい損傷に至った場合において発電所外への放射性物質の拡散を抑制（大気への拡散抑制）することを目的として設置する。
ホースにより海を水源とする大容量送水車と放水砲を接続することにより，原子炉建屋屋上へ放水する。また，大容量送水車及び放水砲は，設置場所を任意に設定でき，複数の方向から放水可能な設計とする。本系統は，現場においてホース等を敷設した後，大容量送水車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。なお，大容量送水車の燃料は，軽油タンクからタン
クローリ（4kL）を用いて補給する。
軽油タンク及びタンクローリ（4kL）については，(3.14 電源設備【57 条】)にて記載する。
3.12.2.1.1.2 海洋拡散抑制設備（海洋への拡散抑制）
海洋拡散抑制設備は，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷に至った場合において発電所外への放射性物質の拡散を抑制（海洋への拡散抑制）することを目的として設置する。
第一に，防潮堤の内側に放射性物質吸着材を設置（6 号及び 7 号炉に放水した汚染水が流れ込む 6 号及び 7 号炉近傍の構内雨水排水路の集水桝 2 箇所を優先的に設置し，最終的に合計 6 箇所）する。
次に，汚濁防止膜を，放水によって放射性物質を取り込んだ汚染水が発電所から海洋に流出するルートである北放水口 1 箇所及び取水口 3 箇所の計 4 箇所に小型船舶を用いて設置する。
3.12.2.1.1.3 原子炉建屋放水設備（航空機燃料火災への泡消火）
原子炉建屋放水設備は，原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災に対して泡消火をする目的として，大容量送水車，放水砲，泡原液混合装置，泡原液搬送車，軽油タンク及びタンクローリ（4kL）を使用する。
放水砲は，ホースにより海水を水源とする大容量送水車と接続し，泡消火薬剤と混合しながら原子炉建屋周辺へ放水する。本系統は，現場においてホース等を敷設した後，大容量送水車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。
なお，泡消火薬剤は，海水と混合して用いることから，海水を混合した場合において，機能を発揮する泡消火薬剤を用いる。大容量送水車の燃料は，軽油タンクからタンクローリ（4kL）を用いて補給する。
上記設備の系統概要を図 3.12-1～4 に，重大事故等対処設備一覧を表 3.12-1 に示す。

3.12-4

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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。

図 3.12-1

図 3.12-2

大気への拡散抑制

系統概要図

海洋への拡散抑制（放射性物質吸着材）

3.12-5

系統概要図

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図 3.12-3海洋への拡散抑制（汚濁防止膜）

系統概要図

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。

図 3.12-4

航空機燃料火災への泡消火
3.12-6

系統概要図

表 3.12-1

工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備に関する重大事故等対処設備一覧

設備区分
主要設備

附属設備
水源
（水源に関する
流路，電源設備を
含む）
流路
注水先
電源設備
計装設備

設備名
大容量送水車【可搬】
放水砲【可搬】
放射性物質吸着材【可搬】
汚濁防止膜【可搬】
泡原液混合装置【可搬】
泡原液搬送車【可搬】
小型船舶【可搬】－
海水【常設】
軽油タンク【常設】タンクローリ（4kL）【可搬】
ホース【可搬】－－－

3.12-7

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3.12.2.1.2
主要設備の仕様
主要機器の仕様を以下に示す。
(1) 大容量送水車
種類
容量
吐出圧力
最高使用圧力最高使用温度個数
使用箇所
保管場所
原動機の出力：うず巻式：900m3/h：1.25MPa：1.3MPa：60℃：1（予備 1）（6 号及び 7 号炉共用）：屋外：荒浜側高台保管場所又は大湊側高台保管場所：(2) 放水砲種類
最高使用圧力最高使用温度
個数
使用箇所
保管場所

：ノンアスピレート：0.9MPa：60℃：1（予備 1）（6 号及び 7 号炉共用）：屋外：荒浜側高台保管場所又は大湊側高台保管場所(3)放射性物質吸着材
a. 6 号及び 7 号炉雨水排水路集水桝用
材料：プルシアンブルー類縁体
吸着材容量：約 1,000kg/箇所
個数：一式（6 号及び 7 号炉共用）
使用箇所：6 号及び 7 号炉雨水排水路集水桝
保管場所：荒浜側高台保管場所又は大湊側高台保管場所
b. 5 号炉雨水排水路集水桝用及びフラップゲート入口用材料：プルシアンブルー類縁体
吸着材容量：約 500kg/箇所
個数：一式（6 号及び 7 号炉共用）
使用箇所：5 号炉雨水排水路集水桝及びフラップゲート入口
保管場所：荒浜側高台保管場所又は大湊側高台保管場所(4) 汚濁防止膜
a. 取水口側（3 箇所）
種類：フロート式（カーテン付）
個数：8※1 (予備 2)/箇所
高さ：8m
幅：80m（一重）／80m（二重）
使用箇所：5 号，6 号及び 7 号炉取水口
3.12-8

保管場所：荒浜側高台保管場所又は大湊側高台保管場所※1：4 本の二重構造

b. 北放水口側
種類
個数
高さ
幅
使用箇所
保管場所

：フロート式（カーテン付）：14※2 (予備 2)：6m：140m（一重）／140m（二重）：北放水口：荒浜側高台保管場所又は大湊側高台保管場所※2：7 本の二重構造(5) 泡原液混合装置
種類：可搬型ノズル
最高使用圧力 ：1.3MPa
最高使用温度 ：40℃
個数
：1（予備 1）（6 号及び 7 号炉共用）
使用箇所
：屋外
保管場所
：荒浜側高台保管場所又は大湊側高台保管場所(6) 泡原液搬送車
種類
容量
最高使用圧力最高使用温度
個数
使用箇所
保管場所

：架装式
：4,000L：0.03MPa：120℃：1（予備 1）（6 号及び 7 号炉共用）：屋外：荒浜側高台保管場所又は大湊側高台保管場所(7) 小型船舶
個数
使用箇所
保管場所

：1（予備 1）（6 号及び 7 号炉共用）：屋外：荒浜側高台保管場所又は大湊側高台保管場所

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（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。
3.12.2.1.3
設置許可基準規則第 43 条への適合状況
3.12.2.1.3.1
設置許可基準規則第 43 条第 1 項への適合状況(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。
3.12-9(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.3 環境条件等」に示す。
大容量送水車，放水砲，泡原液混合装置，泡原液搬送車，放射性物質吸着材,
汚濁防止膜及び小型船舶は，屋外に設置することから，その機能が期待される
重大事故時における屋外の環境条件（温度・圧力・湿度・放射線，屋外の天候，
海水通水の影響，地震，風（台風）・積雪及び電磁的障害）を考慮し，表 3.122 の通りの設計とする。また，設置場所から操作可能な設計とする。
表 3.12-2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 設置場所である屋外で想定される温度，圧力，湿度及び放射線
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 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
響及び凍結対策を行える設計とする。
海水を通水する系統への影響

大容量送水車，放水砲，泡原液混合装置，放射性物質吸着材，汚濁防止膜及び小型船舶は，使用時に海水を通水，又は，海に設置するため，海水の影響を考慮し，耐腐食材料を使用する設計とする。
大容量送水車は，海水を取水するため，異物の流入防止を考慮した設計とする。

地震

大容量送水車，放水砲及び泡原液搬送車は，保管場所及び設置場所で想定される適切な地震動に対し，治具により固定可能な設計とする。一方，泡原液混合装置，放射性物質吸着材，汚濁防止膜及び小型船舶は，その形状から地震の影
響は受けづらいと考えられるため対応不要。

風（台風）・積雪

大容量送水車，放水砲及び泡原液搬送車は，設置場所及び保管場所である屋外で想定される風荷重を考慮して，機器が損傷しないことを応力評価により確認する。一方，泡原
液混合装置，放射性物質吸着材，汚濁防止膜及び小型船舶
は，保管場所及び設置場所で想定される風荷重に対し，倉庫内での保管又は固縛等で固定可能な設計とする。大容量送水車，放水砲及び泡原液搬送車は，積雪荷重を考慮しても機器が損傷しないことを応力評価により確認する。一方，
泡原液混合装置，放射性物質吸着材，汚濁防止膜及び小型
船舶は，保管場所及び設置場所において積雪の影響を受けづらい構造であると考えられるため対応不要。

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。

3.12-10

(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。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
大容量送水車，放水砲，泡原液混合装置及び泡原液搬送車は，設置場所を任意に設定でき，複数の方向から放水可能となるよう車両設計，又は車両により運搬，移動が出来，設置場所にて車止め等で固定が可能な設計とする。なお，
その機能を期待される重大事故等が発生した場合における環境条件を考慮し，操作できる設計とする。
大容量送水車，放水砲，泡原液混合装置及び泡原液搬送車の接続は，特殊な技量は必要とせず，差込式結合金具を車載するスパナで締付け等簡便な接続方式でホースと接続出来る設計とする。なお，大容量送水車は操作パネルにより現場での操作が可能な設計とするとともに，誤操作防止のため，操作パネルにある送水ポンプ等のスイッチにはその名称が記載され，操作者の操作・監視性を考慮しており，十分な操作空間を確保することで,確実に操作できる設計とする。
放射性物質吸着材及び汚濁防止膜は，車両により運搬，移動が出来るとともに，その設置に当たっては簡便な方法で設置できる設計とする。汚濁防止膜は，設置する際に，小型船舶を使用する。
なお，海洋への拡散抑制を行う場合，第一に，防潮堤の内側に放射性物質吸着材を設置（6 号及び 7 号炉に放水した汚染水が流れ込む 6 号及び 7 号炉近傍の構内雨水排水路の集水桝 2 箇所を優先的に設置し，最終的に合計 6 箇所）する。放射性物質吸着材の設置完了後に汚濁防止膜の設置が可能な状況（大津波警報，津波警報が出ていない又は解除された）において，汚濁防止膜を設置する。
表 3.12-3
機器名称
大容量送水車放水砲
泡原液混合装置
泡原液搬送車ホース
放射性物質吸着材

状態の変化
現場設置
起動停止
放水方向の変更
ホース接続
現場設置
ホース接続
現場設置

汚濁防止膜

現場固定

操作対象機器操作場所
設置場所（取水箇所付近）
屋外設置位置屋外設置位置屋外設置位置屋外設置位置集水桝（排水路）
フラップゲート
取水口又は放水口

3.12-11

操作方法
設置場所まで移動
スイッチ操作
手動操作
人力接続
設置場所まで移動
人力接続
人力及びユニックにて設置
人力及び小型船舶
にて接続

大気への拡散抑制 タイムチャート※

図 3.12-5

経過時間（分）

20

手順の項目

要員（数）

40

手順着手判断，指示

移動

60

100

80

140

120

160

放射性物質吸着材による海洋への拡散抑制（全体）約170分
放射性物質吸着材による海洋への拡散抑制（優先設置2箇所）約90分
移動

吸着材積込
放射性物質吸着材による海洋への拡散抑制

緊急時対策要員（復旧班員）

備考

180

据付
（6号）

4

※荒浜高台
保管場所へ
の移動は、10
分と想定す
る。

据付
（5号）
据付
（7号）
据付
(フラップゲート3か所)

図 3.12-6海洋への拡散抑制（放射性物質吸着材）タイムチャート※
経過時間（分）

170
手順の項目

190

210

230

要員（数）

手順着手判断，指示250 270

経過時間（時間）290

310 330350

北放水口への汚濁防止膜（1重目）設置
350分

12

14

16

18

20

22

24

備考

取水口（3か所）への汚濁防止膜（1重目）設置
24時間（放射性物質吸着材設置）
移動
汚濁防止膜による海洋への 緊急時対策要員
拡散抑制（復旧班員）

4

積込・運搬
設置

積込・運搬
ボート組立
切離し

9

図 3.12-7設置

海洋への拡散抑制（汚濁防止膜）タイムチャート※

3.12-12

※荒浜高台
保管場所へ
の移動は、10分と想定する。

図 3.12-8

航空機燃料火災への泡消火等

タイムチャート※※：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての 1.12.2.1，2 で示すタイムチャート(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。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.4 操作性及び試験・検査性について」に示す。
大容量送水車，放水砲，泡原液混合装置及び泡原液搬送車は，プラント運転
中又は停止中に，淡水貯水池を水源とした試験系統により，独立して機能・性3.12-13

能の確認及び漏洩の確認が可能な系統設計とし，外観の確認が可能な設計とする。運転性能の確認として，大容量送水車の吐出圧力及び流量の確認を行うことが可能な設計とする。
放射性物質吸着材，汚濁防止膜及び小型船舶は，プラント運転中又は停止中に，外観の確認が可能な設計とする。
表 3.12-4 大容量送水車,放水砲及び泡原液混合装置の試験及び検査
プラント状態項目内容
運転中
機能・性能試験
運転性能，漏洩の確認
又は外観検査
各設備の外観の確認
停止中

プラント状態
運転中
又は停止中

表 3.12-5 泡原液搬送車の試験及び検査項目
内容
機能・性能試験
内容量の確認
外観検査

設備の外観の確認

表 3.12-6 放射性物質吸着材，汚濁防止膜及び小型船舶の試験及び検査
プラント状態
項目
内容
運転中
外観検査
各設備の外観の確認
又は停止中(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。
(ⅱ) 適合性
工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備（大気への拡散抑制，
海洋への拡散抑制，航空機燃料火災への泡消火）は，重大事故等への対処以外に通常時に使用する設備でないことから切り替えせず使用できる設計とする。
(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，悪影響防止等について」に示す。
工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備（大気への拡散抑制，
3.12-14海洋への拡散抑制，航空機燃料火災への泡消火）は，他の設備から独立して保管，使用することとしており，他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。なお，放射性物質吸着材は，透過性を考慮した設計とすることで，雨水排水路集水桝からの溢水により他の設備に悪影響を及ぼさない設計とする。また，ゴミのつまり等により閉塞した場合においても，吸着材の吊り上げ等によって流路の確保が可能な設計とする。また，電源車や消防車等，屋外で使用する重大事
故等対処設備は，屋外仕様であり，大気中に放出される水滴に対して影響はな
いが，当該設備に直接放水しない位置に設置可能な設計とする。
(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。
工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備（大気への拡散抑制，
海洋への拡散抑制，航空機燃料火災への泡消火）において操作が必要な機器の設置場所，操作場所を表 3.12-7 に示す。大容量送水車，放水砲，泡原液混合装置，及び泡原液搬送車は，移動又は運搬することで，線源からの離隔により，放射線量が高くなるおそれの少ない場所に設置及び操作可能な設計とする。放射性物質吸着材及び汚濁防止膜を設置する際は，放射線量を確認して，適切な放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。
表 3.12-7
機器名称
大容量送水車操作対象機器設置場所

放水砲
泡原液混合装置
泡原液搬送車ホース
放射性物質吸着材

状態の変化
現場設置
起動停止
放水方向の変更
ホース接続
現場設置
ホース接続
現場設置

汚濁防止膜

現場固定

操作場所
設置場所（取水箇所付近）
屋外設置位置屋外設置位置屋外設置位置屋外設置位置集水桝（排水路）
フラップゲート
取水口又は放水口

操作方法
設置場所まで移動
スイッチ操作
手動操作
人力接続
設置場所まで移動
人力接続
人力及びユニックにて設置
人力及び小型船舶
にて接続

3.12.2.1.3.2
設置許可基準規則第 43 条第 3 への適合状況(1) 容量（設置許可基準規則第 43 条第 3 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に加え，十分に余裕のある容量を3.12-15

有するものであること。
(ⅱ) 適合性
基本方針については，「2.3.2 容量等」に示す。
大容量送水車及び放水砲は，放射性物質の大気への拡散を抑制するため，又は，航空機燃料火災に対応するため，放水砲による棒状放水により原子炉建屋の最高点である屋上に又は霧状放水により広範囲において放水できる設計とする。また，1 台で複数炉に放水するため移動等が可能な設計とし，6 号及び 7号炉共用で基数の半数の 1 台，及び，保守点検用又は故障時のバックアップ用として 1 台の合計 2 台を保管する。
放射性物質吸着材は，海洋への放射性物質の拡散を抑制するため，6号及び7号炉の雨水排水路集水桝に設置する。また，6号及び7号炉の雨水排水路から汚染水が溢れた場合の代替排水路となる5号炉の雨水排水路及びフラップゲー
トに対して，5号炉の雨水排水路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する。なお，保有量については，各設置箇所の大きさ及び放水による汚染水が排水可能となる放射性物質吸着材が設置可能な容量とする。
汚濁防止膜は，海洋への放射性物質の拡散を抑制するため，設置場所に応じた高さ及び幅を有する設計とする。保有数は各設置場所の幅に応じて，必要な本数を2組（6号及び7号炉共用）,及び，破れ等の破損時のバックアップ
用として各設置個所に対して予備2本を保管する。
泡原液混合装置は，航空機燃料火災に対応するため，放水砲による放水時，泡消火剤を注入できるものを6号及び7号炉共用で基数の半数の1台及び保守点検用又は故障時のバックアップ用として1台の合計2台を保管する。
泡原液搬送車は，航空機燃料火災に対応するために必要な泡原液容量として4,000L確保し，保守点検用又は故障時のバックアップを用意する。
小型船舶は，汚濁防止膜を設置するために必要な容量として，6号及び7号
炉共用で1台，及び，保守点検用又は故障時のバックアップ用として1台の合計2台を保管する。
(2) 確実な接続（設置許可基準規則第 43 条第 3 項二）(ⅰ) 要求事項
常設設備（発電用原子炉施設と接続されている設備又は短時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をいう。以下同じ。）と接続するものにあっては，当該常設設備と容易かつ確実に接続することができ，かつ，二つ以上の系統又は発電用原子炉施設が相互に使用することができるよう，接続部の規格の統一その他の適切な措置を講じたものであること。
(ⅱ) 適合性
工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備（大気への拡散抑制，
3.12-16

海洋への拡散抑制，航空機燃料火災への泡消火）は，常設設備と接続しない設計とする。
(3) 複数の接続口（設置許可基準規則第 43 条第 3 項三）(ⅰ) 要求事項
常設設備と接続するものにあっては，共通要因によって接続することができなくなることを防止するため，可搬型重大事故等対処設備（原子炉建屋の外か
ら水又は電力を供給するものに限る。）の接続口をそれぞれ互いに異なる複数の場所に設けるものであること。
(ⅱ) 適合性
工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備（大気への拡散抑制，
海洋への拡散抑制，航空機燃料火災への泡消火）は，常設設備と接続しない設計とする。
(4) 設置場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項四）(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可搬型重大事故等対処設備を設置場所に据え付け，及び常設設備と接続することができるよう，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。
想定される重大事故等が発生した場合においても，当該設備の設置が可能な設計とする。なお，大容量送水車，放水砲，泡原液混合装置，泡原液搬送車，放射性物質吸着材及び汚濁防止膜の設置は，原子炉格納容器の破損又は使用済
燃料プール内の燃料体等の著しい損傷に至る前に着手することとしていること，また，汚濁防止膜は，原子炉建屋等から離隔がとれている放水口等に設置することとしていることから，想定される重大事故等が発生した場合における放射線を考慮しても作業への影響は軽微であると想定しているが，仮に線量が高い場合は，移動又は運搬することで，線源から離隔をとること，放射線量を測定し線量が低い位置に配置すること，放射線量に応じて適切な放射線防護対策で作業安全を確保した上で，設置及び接続可能な設計とする。
(5) 保管場所（設置許可基準規則第 43 条第 3 項五）(ⅰ) 要求事項
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，悪影響防止等について」
3.12-17

に示す。
工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備（大気への拡散抑制，
海洋への拡散抑制，航空機燃料火災への泡消火）は，設計基準事故対処設備の安全機能及び使用済燃料プールの冷却機能若しくは注水機能と同時にその機能が損なわれないよう，安全機能等を有する設備と位置的分散を図るため，荒浜側高台保管場所又は大湊側高台保管場所に保管する設計とする。
(6) アクセスルートの確保（設置許可基準規則第 43 条第 3 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，可搬型重大事故等対処設備を運搬し，又は他の設備の被害状況を把握するため，工場等内の道路及び通路が確保できるよう，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，「2.3.4 操作性及び試験・検査性」に示す。
工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備（大気への拡散抑制，海洋への拡散抑制，航空機燃料火災への泡消火）は，荒浜側高台保管場
所又は大湊側高台保管場所に保管しており，想定される重大事故等が発生した場合においても，設備の運搬，移動に支障をきたすことのないよう，迂回路も考慮して複数のアクセスルートを確保する。（『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』参照）(7) 設計基準事故対処設備及び常設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）(ⅰ) 要求事項
重大事故防止設備のうち可搬型のものは，共通要因によって，設計基準事故
対処設備の安全機能，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
重大事故防止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，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，悪影響防止等について」に示す。
工場等外への放射性物質の拡散を抑制するための設備（大気への拡散抑制，
海洋への拡散抑制，航空機燃料火災への泡消火）は，可搬型重大事故緩和設備であるが，設計基準事故対処設備の安全機能及び使用済燃料プールの冷却機能若しくは注水機能と同時にその機能が損なわれないよう，安全機能等を有する設備が設置されている原子炉建屋等と位置的分散を図り，発電所敷地内の高台にある荒浜側高台保管場所又は大湊側高台保管場所に保管する設計とする。

3.12.3 その他設備
3.12.3.1 航空機燃料火災に対する初期消火設備
3.12-18

3.12.3.1.1 設備概要
3.12.1(4)に示した設備は，原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災が発生した場合に，初期対応における泡消火及び延焼防止を実施する。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。
本系統は，使用可能な淡水源がある場合は，防火水槽や消火栓（淡水タンク）を水源とし，使用可能な淡水源がない場合は，海水を水源とする。
高所放水車を使用する場合は，泡原液備蓄車を接続するとともに，化学消防自動車又は，水槽付消防ポンプ自動車にて水源より取水し，高所放水車に送水する。
化学消防自動車を使用する場合は，単独，又は，泡原液備蓄車を接続し，化学消防自動車にて水源より取水し，泡消火を実施する。

3.12-19

3.15 計 装 設 備 【 58 条 】【 設 置 許 可 基 準規 則 】（計装設備）
第 五 十 八 条 発電 用 原 子 炉 施 設 に は，重 大 事 故 等 が 発 生し ，計 測 機 器（ 非常 用 の も の を 含む 。）の 故 障 に よ り 当 該 重 大 事 故 等 に 対処 す る た め に
監 視 す る こ と が必 要 な パ ラ メ ー タ を計 測 す る こ と が 困 難と な っ た 場
合 に お い て 当 該パ ラ メ ー タ を 推 定 する た め に 有 効 な 情 報を 把 握 で きる 設 備 を 設 け なけ れ ば な ら な い 。
（解釈）
１ 第 ５ ８ 条 に規 定 す る「当 該 重 大 事 故 等 に 対 処 す る ため に 監 視 す る こと が 必 要 な パ ラメ ー タ を 計 測 す る こと が 困 難 と な っ た 場合 に お い て
当 該 パ ラ メ ー タを 推 定 す る た め に 有効 な 情 報 を 把 握 で きる 設 備 」 とは ，以 下 に 掲 げ る 措 置 又 は こ れ ら と同 等 以 上 の 効 果 を 有す る 措 置 を 行
う た め の 設 備 をい う 。な お ，「 当 該 重 大 事 故 等 に 対 処 する た め に 監 視
す る こ と が 必 要な パ ラ メ ー タ 」と は ，事 業 者 が 検 討 す べき 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 に把 握 す る こと が 必 要 な 発 電用 原 子 炉 施 設 の 状 態を 意 味 す る 。
ａ ）設 計 基 準 を 超 え る 状 態 に お け る発 電 用 原 子 炉 施 設 の状 態 の 把 握 能
力 を 明 確 に す るこ と 。 （ 最 高 計 測 可能 温 度 等 ）ｂ ）発 電 用 原 子 炉 施 設 の 状 態 の 把 握能 力（ 最 高 計 測 可 能 温 度 等 ）を 超
え た 場 合 の 発 電用 原 子 炉 施 設 の 状 態の 推 定 手 段 を 整 備 する こ と 。
ⅰ）原 子 炉 圧 力 容 器 内 の 温 度，圧 力 及 び 水 位 が 推 定 で きる 手 段 を 整備すること。
ⅱ ）原 子 炉 圧 力 容器 及 び 原 子 炉 格 納容 器 へ の 注 水 量 が 推定 で き る 手段 を 整 備 す る こと 。
ⅲ）推 定 す る た め に 必 要 な パ ラ メ ータ は ，複 数 の パ ラ メ ー タ の 中 か
ら 確 か ら し さ を考 慮 し ， 優 先 順 位 を定 め て お く こ と 。
ｃ ）原 子 炉 格 納 容 器 内 の 温 度 ，圧 力 ，水 位 ，水 素 濃 度 及 び 放 射 線 量 率など想定される重大事故等の対応に必要となるパラメータが計測
又 は 監 視 及 び 記録 が で き る こ と 。

3.15-1

3.15 計装 設 備3.15.1 設 置 許可 基 準 規 則第 58 条 へ の 適 合 方 針
重 大 事 故 等 が 発生 し ，計 測 機 器（ 非 常 用 の も の を 含 む。）の 故 障 に より ， 当 該 重 大 事故 等 に 対 処 す る た めに 監 視 す る こ と が 必要 な パ ラ メ ー
タ を 計 測 す る こと が 困 難 と な っ た 場合 に お い て ， 当 該 パラ メ ー タ を 推
定 す る た め に 必要 な パ ラ メ ー タ を 計測 す る 設 備 を 設 置 又は 保 管 す る 。
当 該 重 大 事 故 等に 対 処 す る た め に 監視 す る こ と が 必 要 なパ ラ メ ー タ（ 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 ）は ，「 表3.15-10 重 大 事 故 等 対 策 に お け る手 順 書 の 概 要 」の う ち「 1.15 事 故 時の 計 装 に 関 す る手 順 等 」のパ ラ メ ー タ の 選 定 で 分 類 さ れた 主 要 パ ラ メ ータ （ 重 要 監 視 パラ メ ー タ ） と す る 。
当 該 パ ラ メ ー タを 推 定 す る た め に 必要 な パ ラ メ ー タ は ，「 表 3.15-10
重 大 事 故 等 対 策に お け る 手 順 書 の 概要 」 の う ち 「 1.15 事 故 時 の 計 装 に
関 す る 手 順 等」の パ ラ メ ー タ の 選 定で 分 類 さ れ た 代 替 パラ メ ー タ（ 重 要
代 替 監 視 パ ラ メー タ ） と す る 。
主 要 パ ラ メ ー タ及 び 代 替 パ ラ メ ー タの う ち ，自 主対 策 設 備 の 計 器 の みで 計 測 さ れ る 場合 は ， 有 効 監 視 パ ラ メ ー タ（ 自 主 対 策 設 備 ）と す る（ 図3.15-3 重 大 事故 等 時 に 必 要 な パ ラメ ー タ の 選 定 フ ロ ー 参 照 ） 。
ま た ，電 源 設備 の 受 電 状 態 ，重 大事 故 等 対 処 設 備 の 運 転状 態 及 び そ の他 の 設 備 の 運 転状 態 に よ り 発 電 用 原子 炉 施 設 の 状 態 を 補助 的 に 監 視 す
る パ ラ メ ー タ を補 助 パ ラ メ ー タ と する 。な お ，重 大事 故 等 対 処 設 備 の 運
転 及 び 動 作 状 態を 表 示 す る 設 備（ラ ン プ 表 示 灯 等 ）につ い て は ， 各 条 文の 設 置 許 可 基 準規 則 第 43条 へ の 適 合状 況 の う ち ， (2)操 作 の 確 実 性 （ 設置 許 可 基 準 規 則第 43条 第1項 二 ）に て ，適 合 性 を 整 理 す る（ 図 3.15-3 重
大 事 故 等 時 に 必要 な パ ラ メ ー タ の 選定 フ ロ ー 参 照 ） 。
(1)把 握 能 力 の 整 備 （ 設 置 許 可 基 準規 則 解 釈 の 第 １ 項 ａ ） ）重 要 監 視 パ ラ メー タ 及 び 重 要 代 替 監視 パ ラ メ ー タ を 計 測す る 設 備（ 重
大 事 故 等 対 処 設備 ）に つ い て ，設 計 基 準 を 超 え る 状 態 にお け る 発 電 用 原
子 炉 施 設 の 状 態を 把 握 す る た め の 能力（ 最 高 計 測 可 能 温度 等（ 設 計 基 準
最 大 値 等 ） ） を明 確 に す る 。 計 測 範囲 を 表3.15-11に 示 す 。
(2)推 定 手 段 の 整 備 （ 設 置 許 可 基 準規 則 解 釈 の 第 １ 項 ｂ ） ）ａ ． 監 視 機 能 喪失 時 に 使 用 す る 設 備
発 電 用 原 子 炉 施設 の 状 態 の 把 握 能 力を 超 え た 場 合 に 発 電用 原 子 炉 施
設 の 状 態 を 推 定す る 手 段 を 有 す る 設計 と す る 。
重 要 監 視 パ ラ メー タ 又 は 有 効 監 視 パラ メ ー タ（ 原 子 炉 圧 力 容 器 内 の 温
度 ，圧 力 及び 水 位 ，並 び に 原 子 炉 圧力 容 器 及 び 原 子 炉 格納 容 器 へ の 注 水3.15-2

量等）の計測が困難となった場合又は計測範囲を超えた場合の推定は，「 表3.15-10 重 大 事 故 等 対 策 に おけ る 手 順 書 の 概 要 」の う ち「 1.15 事
故 時 の 計 装 に 関す る 手 順 等」の 計 器 故 障 又 は 計 器 故 障 が疑 わ れ る 場 合 の代 替 パ ラ メ ー タに よ る 推 定 又 は 計 器の 計 測 範 囲 を 超 え た場 合 の 代 替 パ
ラ メ ー タ に よ る推 定 の 対 応 手 段 等 によ り 推 定 が で き る 設計 と す る 。
計 器 故 障 又 は 計器 故 障 が 疑 わ れ る 場合 に ，当 該 パラ メ ー タ の 他 チ ャ ン
ネルの計器がある場合，他チャンネルの計器により計測する とともに，
重 要 代 替 監 視 パラ メ ー タ が 複 数 あ る場 合 は ，推定 す る 重 要 監 視 パ ラ メ ー
タ と の 関 係 性 がよ り 直 接 的 な パ ラ メー タ ，検 出器 の 種 類 及 び 使 用 環 境 条
件 を 踏 ま え た 確か ら し さ を 考 慮 し，優 先 順 位 を 定 め る。 推 定 手 段 及 び 優
先 順 位 を 表3.15-12に 示 す 。
ｂ ． 計 器 電 源 喪失 時 に 使 用 す る 設 備
全 交 流 動 力 電 源が 喪 失 し た 場 合 に おい て ，計 測 設備 へ の 代 替 電 源 設 備と し て 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），所 内 蓄 電 式 直 流 電源 設 備 及 び 可 搬 型 代替 交 流 電 源 設 備（ 電 源 車 ） を 使用 す る 。
具 体 的 な 設 備 は， 以 下 の と お り と する 。
・ 常 設 代 替 交 流電 源 設 備 （ 3.14 電 源 設 備 【 57条 】 ）・ 所 内 蓄 電 式 直流 電 源 設 備 （3.14 電 源 設 備 【 57条 】 ）・ 可 搬 型 代 替 交流 電 源 設 備 （ 3.14 電 源 設 備 【 57条 】 ）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 ），所 内 蓄 電 式 直 流 電 源 設備 及 び 可 搬 型 代 替 交流 電 源 設 備（ 電
源 車 ） に つ い ては ， 「 3.14 電 源 設 備 【 57条 】 」 に 記 載 す る 。
ま た ，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 ， 特 に
重 要 な パ ラ メ ータ と し て ，重 要 監 視 パ ラ メ ー タ 及 び 重 要代 替 監 視 パ ラ メ
ー タ を 計 測 す るた め の 設 備 と し て，温 度 ，圧 力 ，水 位 及 び 流 量 に 係 る もの に つ い て ， 乾電 池 を 電 源 と し た 可搬 型 計 測 器 を 整 備 する 。
な お ，可 搬 型計 測 器 に よ る 計 測 に おい て は ，計 測 対 象の 選 定 を 行 う 際の 考 え 方 と し て，同 一 パ ラ メ ー タ にチ ャ ン ネ ル が 複 数 ある 場 合 は ，い ず
れ か1つ の 適 切 な チ ャ ン ネ ル を 選 定し 計 測 又 は 監 視 す るも の と す る 。 同
一 の 物 理 量 に つい て ， 複 数 の パ ラ メー タ が あ る 場 合 は ，い ず れ か 1つ の適 切 な パ ラ メ ータ を 選 定 し 計 測 又 は監 視 す る も の と す る。

3.15-3

（ 3） パ ラ メ ー タ 記 録 時 に 使 用 す る設 備 （ 設 置 許 可 基 準規 則 解 釈 の 第 １
項 ｃ））
原 子 炉 格 納 容 器内 の 温 度 ，圧 力 ，水 位 ，水 素 濃 度 ，放 射 線 量 率 な ど 想
定 さ れ る 重 大 事故 等 の 対 応 に 必 要 とな る 重 要 監 視 パ ラ メー タ 及 び 重 要
代 替 監 視 パ ラ メー タ が 計 測 又 は 監 視及 び 記 録 が で き る 設計 と す る 。
重 大 事 故 等 の 対応 に 必 要 と な る パ ラメ ー タ は ，電 磁 的 に 記 録 ，保 存 し，
電 源 喪 失 に よ り保 存 し た 記 録 が 失 われ な い と と も に 帳 票が 出 力 で き る
設 計 と す る 。 また ， 記 録 は 必 要 な 容量 を 保 存 で き る 設 計と す る 。
具 体 的 な 設 備 は， 以 下 の と お り と する 。
・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（ 図3.15-6）

3.15-4

3.15.2
3.15.2.1

重大事故等対処設備
計装設備

3.15.2.1.1
設備概要
重 大 事 故 等 が 発生 し ，計 測 機 器（ 非 常 用 の も の を 含 む。）の 故 障 によ り ， 当 該 重 大 事故 等 に 対 処 す る た めに 監 視 す る こ と が 必要 な パ ラ
メ ー タ を 計 測 す るこ と が 困 難 と な っ た場 合 に お い て ， 当 該パ ラ メ ー
タ を 推 定 す る た めに 必 要 な パ ラ メ ー タを 計 測 す る 設 備 を 設置 又 は 保管する。
図 3.15-4～ 5 に 重 要 監 視 パ ラ メ ー タ及 び 重 要 代 替 監 視 パラ メ ー タの 計 装 設 備 の 概要 図 を 示 す 。
な お ， 重 要 監 視 パラ メ ー タ 及 び 重 要 代替 監 視 パ ラ メ ー タ につ い ては ， 重 大 事 故 等 時の 有 効 な 情 報 を 把 握す る た め ， 設 計 基 準対 象 施 設の 計 装 設 備 も 用 いて 監 視 し て い る 。 この よ う な 計 装 設 備 は， 設 計 基
準 対 象 施 設 と し ての 要 件 に 沿 っ て 設 置し て お り ， か つ ， その 使 用 目
的 を 変 え る も の では な い が ， 推 定 と いう 手 法 も 含 め て 設 置許 可 基 準
規 則 第 58 条 適 合 の た め に 必 要 な 設備 で あ る こ と か ら，他 の 重 大 事 故等 対 処 設 備 の 計 装設 備 と 併 せ て 設 置 許可 基 準 規 則 第 43 条へ の 適 合状 況 を 整 理 す る。

3.15-5

表 3.15-1
設備区分
主要設備

計 装 設 備 に 関 す る 重 大事 故 等 対 処 設 備 一 覧 （ 1/3）
設備名
原 子 炉 圧 力 容 器温 度 【 常 設 】
残 留 熱 除 去 系 熱交 換 器 入 口 温 度 （ 設計 基 準 拡 張）【 常 設 】
原 子 炉 圧 力 【 常設 】
原 子 炉 圧 力 （ SA）【 常 設 】
原 子 炉 水 位 【 常設 】
原 子 炉 水 位 （SA）【 常 設 】
高 圧 代 替 注 水 系系 統 流 量 【 常 設 】
原 子 炉 隔 離 時 冷却 系 系 統 流 量 （ 設 計基 準 拡 張）【 常 設 】
高 圧 炉 心 注 水 系系 統 流 量 （ 設 計 基 準拡 張 ）【 常 設 】
復 水 補 給 水 系 流量 （ 原 子 炉 圧 力 容 器）【 常 設 】
残 留 熱 除 去 系 系統 流 量 （ 設 計 基 準 拡張 ）【 常 設 】
復 水 補 給 水 系 流量 （ 原 子 炉 格 納 容 器）【 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 】
サ プ レ ッ シ ョ ン・ チ ェ ン バ ・ プ ー ル水 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 】
格 納 容 器 下 部 水位 【 常 設 】
格 納 容 器 内 水 素濃 度 【 常 設 】
格 納 容 器 内 水 素濃 度 （ SA）【 常 設 】
格 納 容 器 内 雰 囲気 放 射 線 レ ベ ル （ D/W）【 常 設 】
格 納 容 器 内 雰 囲気 放 射 線 レ ベ ル （ S/C）【 常 設 】
起動領域モニタ【常設】平 均 出 力 領 域 モニ タ 【 常 設 】
復 水 補 給 水 系 温度 （ 代 替 循 環 冷 却）【 常 設 】
フ ィ ル タ 装 置 水位 【 常 設 】
フ ィ ル タ 装 置 入口 圧 力 【 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 】
フ ィ ル タ 装 置 金属 フ ィ ル タ 差 圧 【 常設 】
フ ィ ル タ 装 置 スク ラ バ 水 pH【 常 設 】
耐 圧 強 化 ベ ン ト系 放 射 線 モ ニ タ 【 常設 】
残 留 熱 除 去 系 熱交 換 器 出 口 温 度 （ 設計 基 準 拡 張）【 常 設 】
原 子 炉 補 機 冷 却水 系 系 統 流 量 （ 設 計基 準 拡 張）【 常 設 】

3.15-6

表 3.15-1
設備区分

計 装 設 備 に 関 す る 重 大事 故 等 対 処 設 備 一 覧（ 2/3）
設備名

主要設備

附属設備
水源
（水源に関する流路，電源設備を含む）
流路
注水先
電源設備＊1

残 留 熱 除 去 系 熱 交 換 器 入 口 冷 却 水 流 量（ 設 計 基 準 拡 張 ）【 常 設 】

復 水 貯 蔵 槽 水 位（ SA）【 常 設 】
復 水 移 送 ポ ン プ吐 出 圧 力 【 常 設 】
残 留 熱 除 去 系 ポン プ 吐 出 圧 力 （ 設 計基 準 拡 張）【 常 設 】
原 子 炉 建 屋 水 素濃 度 【 常 設 】
静 的 触 媒 式 水 素再 結 合 器 動 作 監 視装 置 【 常 設 】
格 納 容 器 内 酸 素濃 度 【 常 設 】
使 用 済 燃 料 貯 蔵プ ー ル 水 位 ・ 温 度 （SA 広 域）【 常 設 】
使 用 済 燃 料 貯 蔵プ ー ル 水 位 ・ 温 度 （SA）【 常 設 】
使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）【 常 設 】
使 用 済 燃 料 貯 蔵プ ー ル 監 視 カ メ ラ 【常 設 】（使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置【常設】を含む）
デ ー タ 伝 送 装 置【 常 設 】
緊 急 時 対 策 支 援シ ス テ ム 伝 送 装 置 【常 設 】
SPDS 表示 装 置 【 常 設 】
可 搬 型 計 測 器 【可 搬 】－－－－
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 】＊ 1： 単 線 結 線 図 を 補 足 説 明 資料 58-2 に 示 す
電 源 設 備 に つ いて は 「 3.14 電 源 設 備 」 で 示 す 。

3.15-7

表 3.15-1
設備区分

計 装 設 備 に 関 す る 重 大事 故 等 対 処 設 備 一 覧（ 3/3）
設備名

電源設備＊1

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 】
所 内 蓄 電 式 直 流電 源 設 備
直 流 125V 蓄 電 池 A【 常 設 】
直 流 125V 蓄 電 池 A-2【 常 設 】
AM 用 直流 125V 蓄 電 池 【 常 設 】
直 流 125V 充 電 器 A【 常 設 】
直 流 125V 充 電 器 A-2【 常 設 】
AM 用 直流 125V 充 電 器 【 常 設 】
可 搬 型 直 流 電 源設 備
電源車【可搬】
AM 用 直流 125V 充 電 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 】
非 常 用 直 流 電 源設 備
直 流 125V 蓄 電 池 B（ 設 計 基 準 拡 張）【 常 設 】
直 流 125V 蓄 電 池 C（ 設 計 基 準 拡 張）【 常 設 】
直 流 125V 蓄 電 池 D（ 設 計 基 準 拡 張）【 常 設 】
直 流 125V 充 電 器 B（ 設 計 基 準 拡 張）【 常 設 】
直 流 125V 充 電 器 C（ 設 計 基 準 拡 張）【 常 設 】
直 流 125V 充 電 器 D（ 設 計 基 準 拡 張）【 常 設 】＊ 1： 単 線 結 線 図 を 補 足 説 明 資料 58-2 に 示 す
電 源 設 備 に つ いて は 「 3.14 電 源 設 備 」 で 示 す 。

3.15-8

3.15.2.1.2
主要設備の仕様
主 要 機 器 の 仕 様を 表 3.15-2 に 示 す 。
表 3.15-2

計 装 設 備 の 主 要 機 器 仕様 （ 1/3）

名称

検出器の種類

計測範囲

個数

取付箇所

原子炉圧力容器温度

熱電対

0～ 300℃

1

原子炉格納容器内

残留熱除去系熱交換器
入口温度

熱電対

0～ 300℃

3

原 子 炉 建 屋 地 下 3階

原子炉圧力

弾性圧力検出器

0～ 10MPa[gage]3

原 子 炉 建 屋 地 下 1階

原 子 炉 圧 力 （ SA）

弾性圧力検出器

0～ 10MPa[gage]1

原 子 炉 建 屋 地 下 1階

＊1-3200～ 3500mm-4000～ 1300mm ＊ 2-3200～ 3500mm ＊ 1

3
2
1-8000～ 3500mm ＊ 1

1

原 子 炉 建 屋 地 下 1階
原 子 炉 建 屋 地 下 3階
原 子 炉 建 屋 地 下 1階
原 子 炉 建 屋 地 下 3階
（ 6号 炉 ）原 子 炉 建 屋 地 下 2階
（ 7号 炉 ）

差圧式流量検出器

0～ 300m 3 /h

1

原 子 炉 建 屋 地 下 2階

差圧式流量検出器

0～ 300m 3 /h

1

原 子 炉 建 屋 地 下 3階

差圧式流量検出器

0～ 1000m 3 /h

2

原 子 炉 建 屋 地 下 3階

1

原 子 炉 建 屋 地 下 1階

0～ 350m /h

1

原 子 炉 建 屋 地 下 1階
（ 6号 炉 ）原 子 炉 建 屋 地 上 1階
（ 7号 炉 ）0～ 1500m 3 /h

3原 子 炉 建 屋 地 下 3階

0～ 350m 3 /h

1

原 子 炉 建 屋 地 下 1階
（ 6号 炉 ）原 子 炉 建 屋 地 上 1階
（ 7号 炉 ）0～ 150m 3 /h（ 6号 炉 ） ＊ 3
0～ 100m 3 /h（ 7号 炉 ） ＊ 31

原 子 炉 建 屋 地 下 2階

熱電対

0～ 300℃

2

原子炉格納容器内

熱電対

0～ 200℃

1

原子炉格納容器内

測温抵抗体

0～ 200℃

3

原子炉格納容器内

原子炉水位

差圧式水位検出器

原 子 炉 水 位 （ SA）

差圧式水位検出器

高圧代替注水系
系統流量
原子炉隔離時冷却系
系統流量
高圧炉心注水系系統流量

30～ 200m /h（ 6 号 炉 ）0～ 150m 3 /h（ 7号 炉 ）復水補給水系流量（原子炉圧力容器）

差圧式流量検出器

残留熱除去系系統流量

差圧式流量検出器

復水補給水系流量（原子炉格納容器）

ドライウェル
雰囲気温度
サプレッション・
チェンバ気体温度
サプレッション・
チェンバ・プール水温度3

差圧式流量検出器

格納容器内圧力（ D/W）

弾性圧力検出器

0～ 1000kPa[abs]1

原 子 炉 建 屋 地 上 中 3階
（ 6号 炉 ）原 子 炉 建 屋 地 上 3階
（ 7号 炉 ）格納容器内圧力（ S/C）

弾性圧力検出器

0～ 980.7kPa[abs]1

原 子 炉 建 屋 地 上 1階

3.15-9

表 3.15-2
名称

計 装 設 備 の 主 要 機 器 仕様 （ 2/3）

検出器の種類

計測範囲

個数

取付箇所

サプレッション・
チェンバ・プール水位

差圧式水位検出器-6～ 11m（ T.M.S.L.-7150～＋ 9850mm） ＊ 41

原 子 炉 建 屋 地 下 3階

格納容器下部水位

電極式水位検出器+1m,+2m,+3m（ T.M.S.L.-5600mm,-4600mm,-3600mm） ＊ 43

原子炉格納容器内

格納容器内水素濃度

熱伝導式
水素検出器

0～ 30vol%（ 6 号 炉 ）0～ 20vol%/0～ 100vol%（ 7号 炉 ）2

原 子 炉 建 屋 地 上 3,中 3
階 （ 6号 炉 ）原 子 炉 建 屋 地 上 中 3階
（ 7号 炉 ）格納容器内水素濃度（ SA）

水素吸蔵材料式
水素検出器

0～ 100vol%2

原子炉格納容器内

格納容器内雰囲気放射線
レ ベ ル （ D/W）

電離箱

10 - 2 ～ 10 5 Sv/h2

原 子 炉 建 屋 地 上 1階

電離箱

10 - 2 ～ 10 5 Sv/h2

原 子 炉 建 屋 地 上 1階
（ 6号 炉 ）原 子 炉 建 屋 地 下 1階
（ 7号 炉 ）起動領域モニタ

核分裂電離箱10 - 1 ～ 10 6 cps（ 1.0×10 3～ 1.0×10 9 cm - 2 ・ s - 1 ）0～ 40%又 は 0～ 125%
（ 1.0×10 8 ～ 2.0×10 1 3
cm - 2 ・ s - 1 ）10

原子炉格納容器内

平均出力領域モニタ

核分裂電離箱0～ 125%（ 1.2×10 1 2 ～ 2.8×
10 1 4 cm - 2 ・ s - 1 ）4*5

原子炉格納容器内

復水補給水系温度（代替循環冷却）

熱電対

0～ 200℃

1

原 子 炉 建 屋 地 下 3階

フィルタ装置水位

差圧式水位検出器

0～ 6000mm

2

フィルタ装置
入口圧力

弾性圧力検出器

0～ 1MPa[gage]1

フィルタ装置
出口放射線モニタ

電離箱

10 - 2 ～ 10 5 mSv/h

2

屋外（原子炉建屋屋上）

フィルタ装置
水素濃度

熱伝導式
水素検出器

0～ 100vol%2

原 子 炉 建 屋 地 上 3階

フィルタ装置金属フィルタ差圧

差圧式圧力検出器

0～ 50kPa1屋 外 (フ ィ ル タ ベ ン ト
遮蔽壁内)

フィルタ装置ス ク ラ バ 水 pH

pH検 出 器pH0～ 141屋 外 (フ ィ ル タ ベ ン ト
遮蔽壁内)

耐圧強化ベント系
放射線モニタ電離箱

10 - 2 ～ 10 5 mSv/h

2

原 子 炉 建 屋 地 上 4階

格納容器内雰囲気放射線
レ ベ ル （ S/C）

3.15-10

屋外(フ ィ ル タ ベ ン ト 遮 蔽
壁内)原 子 炉 建 屋 地 上 3階
（ 6号 炉 ）原 子 炉 建 屋 地 上 中 3階
（ 7号 炉 ）表 3.15-2

計 装 設 備 の 主 要 機 器 仕様 （ 3/3）

名称

検出器の種類

計測範囲

個数

残留熱除去系熱交換器
出口温度

熱電対

0～ 300℃

3

原子炉補機冷却水系
系統流量

差圧式流量検出器

0～ 4000m 3 /h（ 6 号 炉 区 分
Ⅰ，Ⅱ）0～ 3000m 3 /h（ 6 号 炉 区 分
Ⅲ，7 号炉区分Ⅰ，Ⅱ）
0～ 2000m 3 /h（ 7 号 炉 区 分Ⅲ）

3

残留熱除去系熱交換器
入口冷却水流量

差圧式流量検出器

0～ 2000m 3 /h（ 6 号 炉 ）0～ 1500m 3 /h（ 7号 炉 ）3

差圧式水位検出器

0～ 16m（ 6 号 炉 ）0～ 17m（ 7号 炉 ）1

弾性圧力検出器

0～ 2MPa[gage]3

弾性圧力検出器

0～ 3.5MPa[gage]3

原 子 炉 建 屋 地 下 3階

原子炉建屋水素濃度

熱伝導式
水素検出器

0～ 20vol%7

原 子 炉 建 屋 地 下 1,2,
中 2階 ， 地 上 2,4階

静的触媒式水素再結合器
動作監視装置熱電対

0～ 300℃

4

原 子 炉 建 屋 地 上 4階

格納容器内酸素濃度

熱磁気風式
酸素検出器

0～ 30vol%（ 6 号 炉 ）0～ 10vol%/0～ 30vol%（ 7号 炉 ）2

原 子 炉 建 屋 地 上 3,中 3
階 （ 6号 炉 ）原 子 炉 建 屋 地 上 中 3階
（ 7号 炉 ）1

原 子 炉 建 屋 地 上 4階

1

原 子 炉 建 屋 地 上 4階

10 1 ～ 10 8 mSv/h

1

原 子 炉 建 屋 地 上 4階

電離箱

10 ～ 10 5 mSv/h（ 6 号 炉 ）10 - 3 ～ 10 4 mSv/h（ 7号 炉 ）1

原 子 炉 建 屋 地 上 4階

赤外線カメラ-1

原子炉建屋地上 4 階

復水貯蔵槽水位（ SA）
復水移送ポンプ
吐出圧力
残留熱除去系ポンプ
吐出圧力

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（ SA広 域 ）熱電対

T.M.S.L.20180～
31170mm（ 6 号 炉 ）T.M.S.L.20180～
31123mm（ 7 号 炉 ）取付箇所
原 子 炉 建 屋 地 下 2階
（ 6号 炉 ）原 子 炉 建 屋 地 下 3階
（ 7号 炉 ）原 子 炉 建 屋 地 下 3階
タ ー ビ ン 建 屋 地 下 2階
（ 6号 炉 ）タ ー ビ ン 建 屋 地 下 1,2
階（ 7号 炉 ）原 子 炉 建 屋 地 下 2,3階
（ 6号 炉 ）原 子 炉 建 屋 地 下 3階
（ 7号 炉 ）廃棄物処理建屋地下3階
廃棄物処理建屋地下3階

0～ 150℃
使用済燃料貯蔵プール水位・温度
（ SA）

熱電対

T.M.S.L.23420～
30420mm（ 6 号 炉 ）T.M.S.L.23373～
30373mm（ 7 号 炉 ）0～ 150℃

使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
使用済燃料貯蔵
プール監視カメラ-2＊ 1： 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）＊ 2： 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： 格 納 容 器 下 部 注 水 流 量＊ 4： T.M.S.L. =東 京 湾 平 均 海 面＊ 5： 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 チ ャ ン ネ ル に は ， 52 個 ず つ の 信 号 が 入 力 さ れ る 。

3.15-11

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 主 要 機 器 仕様 を 以 下 に 示 す 。
設備
名
使 用 回 線
個数
取 付 箇 所

デ ー タ 伝送 装 置
有 線 系 回線 ， 無 線 系 回 線
1式
6 号 炉 コ ン ト ロ ー ル 建 屋 地上 1 階
7 号 炉 コ ン ト ロ ー ル 建 屋 地上 1 階設

緊 急 時 対策 支 援 シ ス テ ム 伝 送装 置
（6 号 及 び 7 号 炉 共 用 ）有 線 系 回線 ， 衛 星 系 回 線
1式
免 震 重 要棟 地 上 1 階 （ 免 震 重要 棟 内 緊 急 時対策所）
5 号 炉 原 子 炉 建 屋 地 上 3 階 （5 号 炉 原 子 炉
建 屋 内 緊 急 時 対策 所 ）備

名使 用 回 線
個数
取 付 箇 所設
備
名個
数
取 付 箇 所SPDS 表 示 装 置 （ 6 号 及 び 7 号 炉 共 用 ）1式
免 震 重 要棟 地 上 1 階 及び 2 階 （ 免 震 重 要 棟
内 緊 急 時 対 策 所）
5 号 炉 原 子 炉 建 屋 地 上 3 階 （5 号 炉 原 子 炉
建 屋 内 緊 急 時 対策 所 ）可 搬 型 計 測 器 の主 要 機 器 仕 様 を 以 下に 示 す 。
個数

保 管 場 所46（23／プ ラ ン ト ）（ 予 備 23（ 6 号及 び 7 号 炉 共 用 ））6 号 炉 コ ン ト ロ ー ル 建 屋 地上 2 階
7 号 炉 コ ン ト ロ ー ル 建 屋 地上 2 階
5 号 炉 原 子 炉 建 屋 地上 3 階（5 号 炉 原 子 炉 建
屋 内 緊 急 時 対 策所 ）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）」 で 示 す 。

3.15-12

3.15.2.1.3

設 置 許 可 基 準 規 則第 43 条 へ の 適 合 状 況

3.15.2.1.3.1 設 置 許 可 基 準 規 則第 43 条 第 1 項 へ の 適合 状 況(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 。
(ⅱ ) 適 合 性
基 本 方 針 に つ いて は ，「 2.3.3 環 境条 件 等 」 に 示 す 。
重 要 監 視 パ ラ メー タ 及 び 重 要 代 替 監視 パ ラ メ ー タ の う ち以 下の パ ラ メ ー タ を計 測 す る 設 備 は ，原 子 炉 格 納 容 器 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 等が 発 生
し た 場 合 に お ける ， 原 子 炉 格 納 容 器内 の 環 境 条 件 及 び 荷重 条 件
を 考 慮 し ， 以 下の 表 3.15-3 に 示 す 設 計 と す る 。
・ 原 子 炉 圧 力 容器 温 度
・ ド ラ イ ウ ェ ル雰 囲 気 温 度
・ サ プ レ ッ シ ョン ・ チ ェ ン バ 気 体 温度・ サ プ レ ッ シ ョン ・ チ ェ ン バ ・ プ ール 水 温 度
・ 格 納 容 器 下 部水 位・ 格 納 容 器 内 水素 濃 度 （SA）
・ 起 動 領 域 モ ニタ
・ 平 均 出 力 領 域モ ニ タ
な お ，起 動領 域 モ ニ タ ，平 均 出力 領 域 モ ニ タ に つ い て は，重 大事 故 等 時 初 期 に 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。
重 要 監 視 パ ラ メー タ 及 び 重 要 代 替 監視 パ ラ メ ー タ の う ち以 下の パ ラ メ ー タ を計 測 す る 設 備 は ， 二 次 格 納 施 設 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 が発 生 した 場 合 に お け る， 二 次 格 納 施 設 内 の環 境 条 件 及 び 荷 重 条件 を 考慮 し ， 以 下 の 表 3.15-3 に 示 す 設 計 と す る 。
・ 残 留 熱 除 去 系熱 交 換 器 入 口 温 度
・原子炉圧力・ 原 子 炉 圧 力 （SA）
・原子炉水位・ 原 子 炉 水 位 （SA）
・ 高 圧 代 替 注 水系 系 統 流 量3.15-13

・ 原 子 炉 隔 離 時冷 却 系 系 統 流 量・ 高 圧 炉 心 注 水系 系 統 流 量・ 復 水 補 給 水 系流 量 （ 原 子 炉 圧 力 容器 ）・ 残 留 熱 除 去 系系 統 流 量・ 復 水 補 給 水 系流 量 （ 原 子 炉 格 納 容器 ）・ 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 ・ プ ール 水 位
・ 格 納 容 器 内 水素 濃 度・ 格 納 容 器 内 雰囲 気 放 射 線 レ ベ ル （D/W）
・ 格 納 容 器 内 雰囲 気 放 射 線 レ ベ ル （S/C）
・ 復 水 補 給 水 系温 度 （ 代 替 循 環 冷 却）・ 耐 圧 強 化 ベ ント 系 放 射 線 モ ニ タ （7号 炉 ）・ 残 留 熱 除 去 系熱 交 換 器 出 口 温 度・ 原 子 炉 補 機 冷却 水 系 系 統 流 量 （ 6号 炉 区 分 Ⅲ の み ）・ 残 留 熱 除 去 系熱 交 換 器 入 口 冷 却 水流 量・ 残 留 熱 除 去 系ポ ン プ 吐 出 圧 力・ 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
・ 格 納 容 器 内 酸素 濃 度・ 使 用 済 燃 料 貯蔵 プ ー ル 水 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 貯蔵 プ ー ル 放 射 線 モ ニタ （ 高 レ ン ジ ・ 低 レン ジ ）・ 使 用 済 燃 料 貯蔵 プ ー ル 監 視 カ メ ラ
重 要 監 視 パ ラ メー タ 及 び 重 要 代 替 監視 パ ラ メ ー タ の う ち以 下の パ ラ メ ー タ を計 測 す る 設 備 は ， 原 子 炉 建 屋 の 二 次 格 納施 設 外
及 び そ の 他 の 建屋 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 が 発 生 し た場 合 に お け る ， 原子 炉 建 屋の二次格納施設外及びその他の建屋内の環境条件及び荷重条件 を 考 慮 し ， 以下 の 表 3.15-3 に 示 す 設 計 と す る 。
・ フ ィ ル タ 装 置入 口 圧 力・ フ ィ ル タ 装 置水 素 濃 度
・ 耐 圧 強 化 ベ ント 系 放 射 線 モ ニ タ （6号 炉 ）・ 原 子 炉 補 機 冷却 水 系 系 統 流 量 （ 6号 炉 区 分 Ⅲ 以 外 ）・ 復 水 貯 蔵 槽 水位 （ SA）
・ 復 水 移 送 ポ ンプ 吐 出 圧 力
・ 使 用 済 燃 料 貯蔵 プ ー ル 監 視 カ メ ラ用 空 冷 装 置

3.15-14

表 3.15-3 想 定 す る 環 境 条 件 及 び荷 重 条 件 （ 屋 内 ）
環境条件等
対応
温 度 ・ 圧 力 ・ 湿度 ・ 検 出 器 の 設 置 場所 で あ る 原 子 炉 格 納容 器 内 ，二 次 格納 施
放射線設 内 ，原 子炉 建 屋 の 二 次 格 納 施 設 外 及 び そ の 他 の 建 屋 内で 想 定 さ れ る 温度 ，圧 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 屋 外 に 設 置 す るも の で は な い た め，天 候 に よ る 影 響 は 受
影響けない。
海水を通水する系
統への影響
地震

風 （ 台 風）・ 積 雪

電磁的障害

海 水 を 通 水 す るこ と は な い 。
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「 2.1.3 耐 震 設 計 の 基
本 方 針 」 に 示 す。）
原 子 炉 格 納 容 器内 ，二 次 格 納 施 設 内，原 子 炉 建 屋 の 二 次
格 納 施 設 外 及 びそ の 他 の 建 屋 内 に 設置 す る た め ，風（ 台風 ） 及 び 積 雪 の影 響 は 受 け な い 。
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 。

重 要 監 視 パ ラ メー タ 及 び 重 要 代 替 監視 パ ラ メ ー タ の う ち以 下の パ ラ メ ー タ を計 測 す る 設 備 は ， 屋 外 （ フ ィ ル タ ベ ン ト遮 蔽 壁内 ） 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 が 発 生し た 場 合 に お け る， 屋 外 （ フ ィ ル タ ベ ント 遮 蔽壁 内 ） の 環 境 条件 及 び 荷 重 条 件 を 考慮 し ， 以 下 の 表 3.15-4 に示 す 設 計 と す る。
・ フ ィ ル タ 装 置水 位・ 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
重 要 監 視 パ ラ メー タ 及 び 重 要 代 替 監視 パ ラ メ ー タ の う ち以 下の パ ラ メ ー タ を計 測 す る 設 備 は ， 屋外 （ 原 子 炉 建 屋 屋 上） 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 た 場 合に 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 ， 以 下 の 表 3.15-4 に 示 す 設 計 と す る 。
・ フ ィ ル タ 装 置出 口 放 射 線 モ ニ タ

3.15-15

表 3.15-4 想 定 す る 環 境 条 件 及 び荷 重 条 件 （ 屋 外 ）
環境条件等
対応
温 度 ・ 圧 力 ・ 湿度 ・ 検 出 器 の 設 置 場所 で あ る 屋 外 で 想 定さ れ る 温 度 ， 圧 力，
放射線
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 降水及び凍結により機能を損なうことのないよう防水影響
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
統への影響
地震

風 （ 台 風）・ 積 雪

電磁的障害

海 水 を 通 水 す るこ と は な い 。
耐震性が確保されたフィルタベント装置基礎上又は原子 炉 建 屋 に 設 置し ，地 震 荷 重 に よ り機 器 が 損 傷 し な い ことを確認する。
検 出 器 の 設 置 場所 で あ 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応力評価により確認する。
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 。

デ ー タ 伝 送 装 置は ， コ ン ト ロ ー ル 建屋 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 が 発 生 した 場 合に お け る ， コン ト ロ ー ル 建 屋 の 環 境条 件 及 び 荷 重 条 件 を考 慮 し ，
以 下 の 表 3.15-5 に 示 す 対 応 と す る。
可 搬 型 計 測 器 は，コ ン ト ロ ー ル 建 屋内 に 保 管 す る た め，そ の 機
能 を 期 待 さ れ る重 大 事 故 等 が 発 生 した 場 合 に お け る，コ ン ト ロ ー
ル 建 屋 の 環 境 条件 及 び 荷 重 条 件 を 考慮 し ，以 下 の 表 3.15-5に 示 す
対応とする。
ま た，緊 急 時 対 策 支 援 シ ス テ ム 伝 送装 置 及 び SPDS 表 示 装 置 は，免 震 重 要 棟 （ 免震 重 要 棟 内 緊 急 時 対策 所 ） 及び 5 号 炉 原 子 炉 建
屋 （ 5 号 炉 原子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策所 ） 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 た場 合 に
お け る ， 免 震 重要 棟 （ 免 震 重 要 棟 内緊 急 時 対 策 所 ） 及び 5 号 炉
原 子 炉 建 屋 （ 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊急 時 対 策 所 ） の そ れぞ れ の環 境 条 件 及 び 荷重 条 件 を 考 慮 し ， 以下 の 表 3.15-6 に示 す 対 応とする。
可 搬 型 計 測 器 は， 5 号 炉 原 子 炉 建 屋（ 5 号 炉 原 子 炉 建 屋内 緊
急 時 対 策 所 ）内 に 保 管 す る た め ，重 大 事 故 等 時 に お ける 5 号 炉
原 子 炉 建 屋 （ 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊急 時 対 策 所 ） 内 の 環境 条 件
及 び 荷 重 条 件 を考 慮 し ， 以 下 の表 3.15-6 に 示 す 設 計 と す る 。
3.15-16

表 3.15-5 想 定 す る 環 境 条 件 及 び荷 重 条 件 （ コ ン ト ロー ル 建 屋 ）環境条件等
対応
温 度・圧 力・湿 度 ・ 設 置 場 所 で あ るコ ン ト ロ ー ル 建 屋 内で 想 定 さ れ る 温
放射線度 ， 圧 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 屋 外 に 設 置 す るも の で は な い た め ，天 候 に よ る 影 響 は影響受けない。
海 水 を 通 水 す る 系 海 水 を 通 水 す るこ と は な い 。
統への影響
地震
適 切 な 地 震 荷 重と の 組 み 合 わ 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「 2.1.3 耐 震 設 計の 基 本 方 針 」 に示 す 。）
風 （ 台 風）・ 積 雪
コ ン ト ロ ー ル 建屋 内 に 設 置 す る た め， 風 （ 台 風 ） 及 び
積 雪 の 影 響 は 受け な い 。
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。
表 3.15-6 想 定 す る 環 境 条 件 及 び荷 重 条 件（ 免 震 重 要 棟 （免 震 重 要 棟 内 緊 急 時対 策 所 ） 又 は
5 号 炉 原 子 炉 建 屋 （ 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所））
環境条件等
対応
温 度・圧 力・湿 度 ・ 設 置 場 所 で あ る 免 震 重 要 棟 （ 免 震 重 要 棟 内 緊 急 時 対 策
放射線所 ）又は 5 号 炉 原 子 炉 建 屋（ 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時対策所）で想定される温度，圧力，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 屋外に設置するものではないため，天候による影響は影響受けない。
海 水 を 通 水 す る 系 海 水 を 通 水 す るこ と は な い 。
統への影響
地震

風 （ 台 風）・ 積 雪

電磁的障害

適切な地震荷重との組み合わ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 「 2.1.3 耐 震 設 計の 基 本 方 針 」 に示 す 。）
免 震 重 要 棟 （ 免震 重 要 棟 内 緊 急 時 対策 所 ） 及 び 5 号炉
原 子 炉 建 屋（ 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊急 時 対 策 所 ）に設 置
す る た め ， 風 （台 風 ） 及 び 積 雪 の 影響 は 受 け な い 。
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。
（ 58-3-1～ 36）

3.15-17

(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 。
(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 ついて」に示す。
格 納 容 器 内 水 素濃 度 及 び 格 納 容 器 内酸 素 濃 度 は ， 通 常 時か ら
サ ン プ リ ン グ 方式 に よ る 計 測 を 実 施し て お り ， 中 央 制御 室 に て監 視 を 行 っ て いる 。 サ ン プ リ ン グ 装置 は ， 中 央 制 御 室 の格 納 容
器 内 雰 囲 気 モ ニタ 盤 か ら 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 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 ， 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 作で き る 設 計 と す る 。
フ ィ ル タ 装 置 水素 濃 度 は ， サ ン プ リン グ 方 式 に よ る 計 測を 実
施 し て お り ， 原 子 炉 建 屋 の 二 次 格 納施 設 外 に て サ ン プ リン グ 装
置 の 弁 操 作 及 び起 動 操 作 が 可 能 で あり ， 想 定 さ れ る 重 大事 故 時
等 の 環 境 下 に おい て も ， 確 実 に 操作 で き る 設 計 と す る 。 格 納 容
器 ベ ン ト ラ イ ン水 素 サ ン プ リ ン グ ラッ ク 及 び FCVS 出口 水 素 濃
度 サ ン プ リ ン グラ ッ ク の 操 作 ス イ ッチ 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 ， 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 で き る 設 計 と す る。
フ ィ ル タ 装 置 スク ラ バ 水 pH は ，サ ンプ リ ン グ 方 式 に よ る計 測を 実 施 し て お り， 屋 外 （ フ ィ ル タ ベン ト 遮 蔽 壁 内 ） に てサ ン プ
リ ン グ 装 置 の 弁操 作 及 び 起 動 操 作 が可 能 で あ り ， 想 定さ れ る 重
大事故等の環境下においても，確実に操作できる設計とする。
格 納 容 器 フ ィ ルタ ベ ン ト 装 置 pH サ ン プ リ ン グ ラ ッ ク の操 作 ス
イ ッ チ 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 ， 操 作対 象 に つ い て は 銘 版 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 。
使 用 済 燃 料 貯 蔵プ ー ル 監 視 カ メ ラ 用空 冷 装 置 は ， 原 子 炉建 屋の二次格納施設外にて空冷装置の弁操作及び起動操作が可能
で あ り ， 想 定さ れ る 重 大 事 故 時 等 の環 境 下 に お い て も ，確 実 に
操 作 で き る 設 計と す る 。空 冷 装 置 の 操 作 器 ，表 示 器 及 び 銘 板 は，
操 作 者 の 操 作 及び 監 視 性 を 考 慮 し てお り ， 確 実 に 操 作で き る 設
3.15-18

計とする。
SPDS 表示 装 置 は ，電 源 ，通信 ケ ー ブ ル は 接 続 さ れ て お り，各
パ ラ メ ー タ を 監視 す る に あ た り ，運 転 員 及 び 復 旧 班 員 の操 作 性を 考 慮 し て 十 分な 操 作 空 間 を 確 保 する 。 重 大 事 故 等 が 発生 し た
場 合 に お い て， 設 置 場 所 で あ る 免 震重 要 棟 及 び 5 号 炉 原子 炉 建
屋 内 緊 急 時 対 策所 に お い て ， 一 般の コ ン ピ ュ ー タ と 同 様に 電 源
ス イ ッ チ を 入 れ （ ス イ ッ チ 操 作 ）， 操 作 （ ス イ ッ チ 操 作 ） す る
こ と に よ り ，確 実 に 各 パ ラ メ ー タ を監 視 す る こ と が 可 能な 設 計とする。
可 搬 型 計 測 器 の接 続 箇 所 は ，中央 制 御 室 ，原 子 炉 建屋 の 二 次 格
納 施 設 外 及 び その 他 の 建 屋 内 に て 操作 が 可 能 で あ り，想 定 さ れ る
重 大 事 故 時 等 の環 境 下 に お い て も，確 実 に 操 作 で き る 設計 と す る。
操 作 場 所 で あ る 中 央 制 御 室，原 子 炉 建 屋 の 二 次 格 納 施 設外 及 び その 他 の 建 屋 内 の各 制 御 盤 で は ， 十 分な 操 作 空 間 を 確 保 する 。
可 搬 型 計 測 器 の 計 装 ケ ー ブ ル の 接 続は ，ボ ル ト・ネ ジ 接 続 と し，
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 を 用 いて 接 続 箇 所 で 確実 に 接 続 で き る 設 計と し ，付 属 の 操 作 ス イ ッ チ によ り 設 置 場 所 での 操 作 が 可 能 な 設 計 と す る 。
表 3.15-7 に 操 作 対 象 機 器 を 示 す 。
表 3.15-7
機器名称
格納容器内水素濃度（サンプリング装置）
格納容器内酸素濃度（サンプリング装置）
フィルタ装置水素濃度（サンプリング装置）
フ ィ ル タ 装 置 ス ク ラ バ 水 pH
（サンプリング装置）
使用済燃料貯蔵プール監視
カメラ用空冷装置
使用済燃料貯蔵プール監視
カメラ用空冷装置空気供給
弁
SPDS 表 示 装 置
SPDS 表 示 装 置

可搬型計測器

操作対象機器

状態の変化
操作場所
停止⇒起動
中央制御室
系 統 選 択（ D/W⇔ S/C）
停止⇒起動
中央制御室
系 統 選 択（ D/W⇔ S/C）
ラインナップ
原子炉建屋地上 3 階
起動・停止（原子炉建屋の二次格納施設外）
系統切り替え

操作方法
スイッチ
操作
スイッチ
操作
手動弁開閉
スイッチ
操作
手動弁開閉
フ ィ ル タ ベ ン ト 遮 蔽 壁 内 (屋 外 )スイッチ
操作
原子炉建屋地上 4 階
スイッチ（原子炉建屋の二次格納施設外）
操作

ラインナップ
起動・停止
停止⇒起動

原子炉建屋地上 4 階（原子炉建屋の二次格納施設外）

全閉⇒全開
起動・停止
（パラメータ監視）
起動・停止（パラメータ監視）
接続箇所端子リフト
可搬型計測器接続

免震重要棟地上 1 階及び 2 階（免震重要棟内緊急時対策所）
5 号炉原子炉建屋地上 3 階（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所）
中央制御室
原子炉建屋地下 1 階（原子炉建屋の二次格納施設外）
タービン建屋地下中 2 階（その他の建屋内）

3.15-19

手動弁開
スイッチ
操作
スイッチ
操作
接続操作
スイッチ
操作

常 設 の 重 大 事 故 等 対 処 設 備 の う ち ， 以 下 の パ ラ メ ー タ を 計 測す
る 設 備 は 設 計 基 準対 象 施 設 と し て 使 用す る 場 合 と 同 じ 構 成で 使 用
で き る 設 計 と する 。
・ 残 留 熱 除 去 系熱 交 換 器 入 口 温 度
・原子炉圧力・原子炉水位・ 原 子 炉 隔 離 時冷 却 系 系 統 流 量・ 高 圧 炉 心 注 水系 系 統 流 量・ 残 留 熱 除 去 系系 統 流 量・ 格 納 容 器 内 水素 濃 度・ 格 納 容 器 内 雰囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ D/W）・ 格 納 容 器 内 雰囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ S/C）・ 起 動 領 域 モ ニタ
・ 平 均 出 力 領 域モ ニ タ
・ 残 留 熱 除 去 系熱 交 換 器 出 口 温 度・ 原 子 炉 補 機 冷却 水 系 系 統 流 量・ 残 留 熱 除 去 系熱 交 換 器 入 口 冷 却 水流 量・ 残 留 熱 除 去 系ポ ン プ 吐 出 圧 力・ 格 納 容 器 内 酸素 濃 度・ 使 用 済 燃 料 貯蔵 プ ー ル 水 位 ・ 温 度（ SA 広 域 ）常 設 の 重 大 事 故 等 対 処 設 備 の う ち ， 以 下 の パ ラ メ ー タ を 計 測す
る 設 備 は 設 計 基 準対 象 施 設 と 兼 用 せ ず， 他 の 系 統 と 切 替 える こ となく使用できる設計とする。
・ 原 子 炉 圧 力 容器 温 度・ 原 子 炉 圧 力 （ SA）
・ 原 子 炉 水 位 （SA）
・ 高 圧 代 替 注 水系 系 統 流 量・ 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 ）・ ド ラ イ ウ ェ ル雰 囲 気 温 度
・ サ プ レ ッ シ ョン ・ チ ェ ン バ 気 体 温度・ サ プ レ ッ シ ョン ・ チ ェ ン バ ・ プ ール 水 温 度
・ 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 ・ プ ール 水 位
・ 格 納 容 器 下 部水 位・ 格 納 容 器 内 水素 濃 度 （ SA）
・ 復 水 補 給 水 系温 度 （ 代 替 循 環 冷 却）
3.15-20

・ フ ィ ル タ 装 置水 位・ フ ィ ル タ 装 置入 口 圧 力・ フ ィ ル タ 装 置出 口 放 射 線 モ ニ タ・ 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・ 耐 圧 強 化 ベ ント 系 放 射 線 モ ニ タ
・ 復 水 貯 蔵 槽 水位 （ SA）
・ 復 水 移 送 ポ ンプ 吐 出 圧 力・ 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
・ 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 放 射 線 モ ニタ （ 高 レ ン ジ ・ 低 レン ジ ）・ 使 用 済 燃 料 貯蔵 プ ー ル 監 視 カ メ ラ（ 使 用 済 燃 料 貯蔵 プ ー ル 監 視 カ メ ラ用 空 冷 装 置 を 含 む ）（ 58-3-10,12,16,24,26,31,33～ 36）（ 58-9-5,7,10,11,13）(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 。
(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 ついて」に示す。
重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを計測す
る 設 備 は，模 擬 入 力 に よ る 機 能・性 能 の 確 認（ 特性 の 確 認 ）及び 校 正 が で き る設 計 と す る 。 表 3.15-8 に 計 装 設 備 の 試験 ・ 検
査内容を示す。
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 は ， 機能 ・ 性 能 の 確 認 及 び 外観 の 確 認 が 可 能 な 設計 と する。
可 搬 型 計 測 器 は， 模 擬 入 力 に よ る 性能 の 確 認 が で き る 設計 とする。
（ 58-5-1～9）

3.15-21

表 3.15-8
計器分類

計 装 設 備 の 試 験 及 び 検査 （ 1/2）

パラメータ

プラント状態

原子炉水位

項目

内容

停止中

機能・性能試験

計器校正

停止中

機能・性能試験

計器校正

停止中

機能・性能試験

計器校正

停止中

機能・性能試験

絶縁抵抗測定
温度確認
計器校正

停止中

機能・性能試験

サンプルガス
校正
計器校正

停止中

機能・性能試験線源校正
計器校正

フ ィ ル タ 装 置 ス ク ラ バ 水 pH

停止中

機能・性能試験

計器校正

起動領域モニタ

運転中

機能・性能試験

プラトー特性

停止中

機能・性能試験

線源校正
計器校正

運転中

機能・性能試験

プラトー特性

停止中

機能・性能試験

線源校正
計器校正

原 子 炉 水 位 （ SA）
水位計

サプレッション・チェンバ・プール水位
フィルタ装置水位
復 水 貯 蔵 槽 水 位 （ SA）
格納容器下部水位

動作確認

原子炉圧力
原 子 炉 圧 力 （ SA）
格 納 容 器 内 圧 力 （ D/W）
圧力計

格 納 容 器 内 圧 力 （ S/C）
フィルタ装置入口圧力
フィルタ装置金属フィルタ差圧
復水移送ポンプ吐出圧力
残留熱除去系ポンプ吐出圧力
高圧代替注水系系統流量
原子炉隔離時冷却系系統流量
高圧炉心注水系系統流量

流量計

復水補給水系流量（原子炉圧力容器）
残留熱除去系系統流量
復水補給水系流量（原子炉格納容器）
原子炉補機冷却水系系統流量
残留熱除去系熱交換器入口冷却水流量
原子炉圧力容器温度
残留熱除去系熱交換器入口温度
ドライウェル雰囲気温度
サプレッション・チェンバ気体温度
サ プ レ ッ シ ョ ン・チ ェ ン バ・プ ー ル 水 温 度

温度計

復水補給水系温度（代替循環冷却）
残留熱除去系熱交換器出口温度
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 位 ・ 温 度 （ SA 広
域）

停止中又は
運転中

使 用 済 燃 料 貯 蔵 プ ー ル 水 位 ・ 温 度 （ SA）
格納容器内水素濃度
水素及び
酸素濃度
計

格 納 容 器 内 水 素 濃 度 （ SA）
フィルタ装置水素濃度
原子炉建屋水素濃度
格納容器内酸素濃度
格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ D/W）
格 納 容 器 内 雰 囲 気 放 射 線 レ ベ ル (S/C)

放射線量
率計

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）

pH 計

原子炉出
力

平均出力領域モニタ3.15-22

表 3.15-8
計器分類

計 装 設 備 の 試 験 及 び 検査 （ 2/2）
プラント状態項目内容

使用済燃料貯蔵プール監視カメラ

パラメータ

停止中又は
運転中

機能・性能試験

外観点検

使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置

停止中又は
運転中

機能・性能試験

外観点検
動作確認

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

停止中又は
運転中

機能・性能試験

外観確認
データの表示及び伝送の確認

可搬型計測器

停止中又は運転中

機能・性能試験

模擬入力の確認表示確認(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 。
(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 ついて」に示す。
重 要 監 視 パ ラ メー タ 及 び 重 要 代 替 監視 パ ラ メ ー タ を 計 測す る
設 備 は ， 本 来 の用 途 以 外 に 使 用 し ない 設 計 と す る 。
フィルタ装置水素濃度は，耐圧強化ベント系を使用する際には格納容器圧力逃がし装置と切り替えるために弁の切り替え操
作 が 必 要 で あ るが ，現 場 に て 容 易 に切 り 替 え 可 能 な 設 計と す る。

図 3.15-1

フ ィ ル タ 装 置 水 素 濃 度計 測 の タ イ ム チ ャ ート ＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての1.7 で 示 す タ イ ム チ ャ ー ト

3.15-23

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 は ， 本 来の 用 途 以 外 に 使 用 しな い 設 計 と す る 。
可 搬 型 計 測 器 は， 本 来 の 用 途 以 外 の用 途 に は 使 用 し な い設 計と す る 。 可 搬型 計 測 器 の 計 装 ケ ー ブル の 接 続 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。
図 3.15-2 に 中 央 制 御 室 及 び 現 場（ 原 子 炉 建 屋 の 二 次 格納 施 設
外 及 び そ の 他 の建 屋 内 ） で の 可 搬型 計 測 器 接 続 に よ る 監視 パ ラ
メ ー タ 計 測 タ イム チ ャ ー ト を 示 す 。
経過時間（分）
4

手順の項目

6

8

接続開始

要員（数）

10

12

14

16

18

14

16

18

備考

接続完了，計測開始
１測定点あたり，10分（接続，測定のみ）

可搬計測器によるパラメータ確認（中央制御室での接続）

中央制御室運転員Ａ，Ｂ

2

中央制御室での可搬型計器接続
経過時間（分）
4

手順の項目

6

8

10

12

接続開始

要員（数）

備考

接続完了，計測開始

移動

可搬計測器によるパラメータ確認（現場での接続）

現場運転員Ｃ，Ｄ

2

１測定点あたり，10分（接続，測定のみ）

原子炉建屋の二次格納施設外及びその他の建屋内での可搬型計器接続

図 3.15-2

可 搬 型 計 器 に よ る 監 視パ ラ メ ー タ 計 測 の タイ ム チ ャ ー ト ＊＊：「実用発電用原子炉に係る発電用原子炉設置者の重大事故の発生及び拡大の防止に必要な措置を実施するために必要な技術的能力に係る審査基準」への適合状況についての
1.15 で 示 す タ イ ム チ ャ ー ト(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 に つ い て 」 に示 す 。
重 要 監 視 パ ラ メー タ 及 び 重 要 代 替 監視 パ ラ メ ー タ を 計 測す る
設 備 の う ち，多 重 性 を 有 す る パ ラ メー タ の 計 測 装 置 は，チ ャ ン ネ
3.15-24

ル 相 互 を 物 理 的，電 気 的 に 分 離 し，チ ャ ン ネ ル 間 の 独 立を 図 る 設
計 と す る。ま た ，重 要 監 視 パ ラ メ ータ 及 び 重 要 代 替 監 視パ ラ メ ー
タ の 計 測 装 置 の間 に お い て も パ ラ メー タ 相 互 を ヒ ュ ー ズに よ る
電 気 的 な 分 離 する こ と で，他 の 設 備 に 電 気 的 な 悪 影 響 を及 ぼ さ な
い設計とする。
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 は ， 通常 時 は 他 系 統 と 隔 離 され た 系 統 構 成 と な って お り ，
通常時の系統構成を変えることなく重大事故等対処設備として の 系 統 構 成 がで き る 設 計 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 ，電 源 に つ い て も 分 離 す るこ と で，
他 の 設 備 に 悪 影響 を 及 ぼ さ な い 設 計と す る 。
可 搬 型 計 測 器 は，通 常 時 に 接 続 先 の系 統 と 分 離 さ れ た 状態 で ある こ と 及 び 重 大事 故 等 時 は 重 大 事 故等 対 処 設 備 と し て 系統 構 成を す る こ と で ，他 の 設 備 に 悪 影 響 を及 ぼ さ な い 設 計 と する 。
(6)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 。
格 納 容 器 内 水 素濃 度 及 び 格 納 容 器 内酸 素 濃 度 は ， 通 常 時か ら
サ ン プ リ ン グ 方式 に よ る 計 測 を 実 施し て お り ， 中 央 制御 室 に て監 視 を 行 っ て いる 。 サ ン プ リ ン グ 装置 は ， 中 央 制 御 室 遮蔽 区 域
内である中央制御室の格納容器内雰囲気モニタ盤から操作可
能 な 設 計 と す る。
フ ィ ル タ 装 置 水素 濃 度 は ， 原 子 炉 建屋 の 二 次 格 納 施 設 外 の 格
納 容 器 ベ ン ト ライ ン 水 素 サ ン プ リ ング ラ ッ ク 及 び FCVS 出 口 水
素濃度サンプリングラックにてサンプリング装置の弁操作及び 起 動 操 作 が 可能 で あ り ， 想 定 され る 重 大 事 故 等 が 発 生し た 場
合における放射線を考慮しても設置場所での操作が可能とな
る よ う に 放 射 線量 の 低 い 場 所 に 設 置す る 。
フ ィ ル タ 装 置 スク ラ バ 水 pH は ，屋 外（ フ ィ ル タ ベ ン ト 遮蔽 壁内 ） の 格 納 容 器フ ィ ル タ ベ ン ト 装 置 pH サ ン プ リ ン グ ラッ ク にて サ ン プ リ ン グ装 置 の 弁 操 作 及 び 起動 操 作 が 可 能 で あ り， 想 定
される重大事故等が発生した場合における放射線を考慮して
3.15-25

も設置場所での操作が可能となるように放射線量の低い場所に設置する。
使 用 済 燃 料 貯 蔵プ ー ル 監 視 カ メ ラ 用空 冷 装 置 は ， 原 子 炉建 屋の 二 次 格 納 施 設外 地 上 4 階 に 設 置 され て お 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 能 で あ る 。
SPDS 表示 装 置 は ， 免 震 重 要 棟 （ 免震 重 要 棟 内 緊 急 時 対策 所 ）及 び 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 （ 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策所 ） に
設 置 及 び 操 作 し， 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 搬 型 計 測 器 の計 装 ケ ー ブ ル の 接 続は ， 線 源 か ら の 離 隔距 離に よ り 放 射 線 量が 高 く な る 恐 れ の 少な い 設 置 場 所 で あ る， 中 央
制 御 室 ， 原 子炉 建 屋 の 二 次 格 納 施 設外 及 び そ の 他 の 建 屋内 で 操
作 可 能 な 設 計 とす る 。
表 3.15-9 に 操 作 対 象 機 器 設 置 場 所 を 示 す 。
表 3.15-9
機器名称

操作対象機器設置場所

設置場所
原 子 炉 建 屋 地 上 3 階 及 び 中 3 階（ 6 号 炉 ）（二次格納施設内）
原子炉建屋地上中 3 階（7 号炉）（二次格納施設内）
原 子 炉 建 屋 地 上 3 階 及 び 中 3 階（ 6 号 炉 ）（二次格納施設内）
原子炉建屋地上中 3 階（7 号炉）（二次格納施設内）
原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋の二次格納施設外）

原子炉建屋地上 3 階（原子炉建屋の 二 次 格 納 施 設 外 ）／ 中 央 制 御 室

屋外（フィルタベント遮蔽壁内）

屋外（フィルタベント遮蔽壁内）／中央制御室原子炉建屋地上 4 階（原子炉建屋の二次格納施設外）

原子炉建屋地上 4 階（原子炉建屋の二次格納施設外）

原子炉建屋地上 4 階（原子炉建屋の二次格納施設外）

原子炉建屋地上 4 階（原子炉建屋の二次格納施設外）

SPDS 表 示 装 置

免震重要棟地上 1 階及び 2 階（免震重要棟内緊急時対策所）

免震重要棟地上 1 階及び 2 階（免震重要棟内緊急時対策所）

SPDS 表 示 装 置

5 号炉原子炉建屋地上 3 階（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所）

5 号炉原子炉建屋地上 3 階（5 号炉原子炉建屋内緊急時対策所）

可搬型計測器

中央制御室
原子炉建屋地下 1 階（原子炉建屋の二次格納施設外）
タービン建屋地下中 2 階（その他の建屋内）

中央制御室
原子炉建屋地下 1 階（原子炉建屋の二次格納施設外）
タービン建屋地下中 2 階（その他の建屋内）

格納容器内水素濃度（サンプリング装置）

格納容器内酸素濃度（サンプリング装置）
フィルタ装置水素濃度（サンプリング装置）
フィルタ装置ス ク ラ バ 水 pH
（サンプリング装置）
使用済燃料貯蔵プール
監視カメラ用空冷装置
使用済燃料貯蔵プール
監視カメラ用空冷装置
空気供給弁操作／監視場所
中央制御室／中央制御室

中央制御室／中央制御室（ 58-3-10,12,16,24,26,31,33～ 36）（ 58-9-5,7,10,11,13）
3.15-26

3.15.2.1.3.2 設 置 許 可 基 準 規 則第 43 条 第 2 項 へ の 適合 状 況(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。
(ⅱ ) 適 合 性
基 本 方 針 に つ いて は ，「 2.3.2 容 量等 」 に 示 す 。
常 設 の 重 大 事 故等 対 処 設 備 の う ち 以下 の パ ラ メ ー タ を 計測 する 設 備 は ， 設計 基 準 事 故 時 の 計 測 機能 と 兼 用 し て お り ，設 計 基
準 事 故 時 に 使 用す る 場 合 の 計 測 範 囲が ， 計 器 の 不 確 か さを 考 慮
しても設計基準を超える状態において発電用原子炉施設の状
態 を 推 定 で き るた め ， 設 計 基 準 事故 対 処 設 備 と 同 仕 様 の設 計 とする。
・ 残 留 熱 除 去 系熱 交 換 器 入 口 温 度
・原子炉圧力・原子炉水位・ 原 子 炉 隔 離 時冷 却 系 系 統 流 量・ 高 圧 炉 心 注 水系 系 統 流 量・ 残 留 熱 除 去 系系 統 流 量・ 格 納 容 器 内 水素 濃 度・ 格 納 容 器 内 雰囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ D/W）・ 格 納 容 器 内 雰囲 気 放 射 線 レ ベ ル （ S/C）・ 起 動 領 域 モ ニタ
・ 平 均 出 力 領 域モ ニ タ
・ 残 留 熱 除 去 系熱 交 換 器 出 口 温 度・ 原 子 炉 補 機 冷却 水 系 系 統 流 量・ 残 留 熱 除 去 系熱 交 換 器 入 口 冷 却 水流 量・ 残 留 熱 除 去 系ポ ン プ 吐 出 圧 力・ 格 納 容 器 内 酸素 濃 度・ 使 用 済 燃 料 貯蔵 プ ー ル 水 位 ・ 温 度（ SA 広 域 ）常 設 の 重 大 事 故等 対 処 設 備 の う ち 以下 の パ ラ メ ー タ を 計測 する 設 備 は ， 計器 の 不 確 か さ を 考 慮 して も 設 計 基 準 を 超 える 状 態に お い て 発 電 用原 子 炉 施 設 の 状 態 を推 定 で き る 設 計 と する 。
・ 原 子 炉 圧 力 容器 温 度・ 原 子 炉 圧 力 （ SA）
・ 原 子 炉 水 位 （SA）
3.15-27

・ 高 圧 代 替 注 水系 系 統 流 量・ 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 ）・ ド ラ イ ウ ェ ル雰 囲 気 温 度
・ サ プ レ ッ シ ョン ・ チ ェ ン バ 気 体 温度・ サ プ レ ッ シ ョン ・ チ ェ ン バ ・ プ ール 水 温 度
・ 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 ・ プ ール 水 位
・ 格 納 容 器 下 部水 位・ 格 納 容 器 内 水素 濃 度 （ SA）
・ 復 水 補 給 水 系温 度 （ 代 替 循 環 冷 却）・ フ ィ ル タ 装 置水 位・ フ ィ ル タ 装 置入 口 圧 力・ フ ィ ル タ 装 置出 口 放 射 線 モ ニ タ・ 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・ 耐 圧 強 化 ベ ント 系 放 射 線 モ ニ タ
・ 復 水 貯 蔵 槽 水位 （ SA）
・ 復 水 移 送 ポ ンプ 吐 出 圧 力・ 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
・ 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 放 射 線 モ ニタ （ 高 レ ン ジ ・ 低 レン ジ ）・ 使 用 済 燃 料 貯蔵 プ ー ル 監 視 カ メ ラ（ 使 用 済 燃 料 貯蔵 プ ー ル 監 視 カ メ ラ用 空 冷 装 置 を 含 む ）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 は ， 発電 所 内 外 の 通 信 連 絡 をす る 必 要 の あ る 場 所 に 重 要
監視パラメータ及び重要代替監視パラメータを伝送できる設計 と す る 。SPDS 表 示 装 置 は ，免 震 重 要 棟 及 び 5 号 炉 原 子炉 建 屋
内 緊 急 時 対 策 所に 各 1 セ ッ ト を 設置 し ， 保 守 点 検 また は 故 障 時の バ ッ ク ア ッ プ用 と し て ， 自 主 的に １ セ ッ ト を 保 管 す る設 計 とする。
（58-6-1～ 66）

3.15-28

(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 に つ い て 」に 示 す 。
重 要 監 視 パ ラ メー タ 及 び 重 要 代 替 監視 パ ラ メ ー タ を 計 測す る
設 備 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。
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 は ， 号炉 の 区 分 け な く 通 信 連絡 す る こ と で ， 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 及び 考 慮し な が ら ， 事故 対 応 を 含 む 総 合 的 な管 理 及 び 対 応 を 行 うこ と によ り 安 全 性 の 向上 が 図 れ る こ と か ら， 6 号 及 び 7 号 炉 で 共 有 す
る設計とする。
ま た ， 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 は ，共 用 す る こ と に よっ て 悪 影 響 を 及 ぼ さな い よう ， 6 号 及 び 7 号 炉 の 各 々 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 が 可 能 な設 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 。
(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 に つ い て 」に 示 す 。
重 要 代 替 監 視 パラ メ ー タ を 計 測 す る設 備 は ， 重 要 監 視 パラ メ
ー タ と 異 な る 物理 量 （ 水 位 ， 注 水量 等 ） の 計 測 又 は 測 定原 理 と3.15-29

す る こ と で ，重 要 監 視 パ ラ メ ー タ を計 測 す る 設 備 に 対 して 可 能
な限り多様性を持った計測方法により計測できる設計とする。
重 要 代 替 監 視 パラ メ ー タ は 重 要 監 視パ ラ メ ー タ と 可 能 な限 り
位 置 的 分 散 を 図る 設 計 と す る 。
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 は ， 共通 要 因 に よ っ て ， そ の機 能 が 損 な わ れ る こと を 防
止 す る た め に， 可 能 な 限 り 多 様 性 を確 保 し ， 頑 健 性 を 持た せ た設 計 と す る （ 詳 細 に つ い て は ，「 3.19 通 信 連 絡 を 行 う た め に
必 要 な 設 備 」 で示 す ）。
ま た，電 源 に つ い て は 代 替 電 源 設 備か ら の 供 給 が 可 能 であ り ，
多 様 性 を 考 慮 した 設 計 と す る 。
（58-2-1～3， 58-3-1～ 36）

3.15-30

3.15.2.1.3.3
設 置 許 可 基 準 規 則第 43 条 第 3 項 へ の 適 合 状 況(1) 容 量 （ 設 置許 可 基 準 規 則第 43 条 第 3 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 に 加 え ， 十 分に 余
裕 の あ る 容 量 を有 す る も の で あ る こと 。
(ⅱ ) 適 合 性
基 本 方 針 に つ いて は ，「 2.3.2 容 量等 」 に 示 す 。
可 搬 型 計 測 器 は，原 子 炉 圧 力 容 器 及び 原 子 炉 格 納 容 器 内の 温 度，
圧 力 ，水 位 及 び 流 量（ 注 水 量 ）計 測 用 と し て 6号 炉 ，7号 炉 そ れ ぞれ1セ ッ ト 23個 （ 測 定 時 の 故 障 を 想定 し た 予 備 と し て ， 6号 炉 ， 7号 炉 そ れ ぞ れ 1個 含 む ） 使 用 す る 。保 有 数 は ， 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 23個（ 6号 及 び7号 炉
共 用 ） を 含 め て 合 計 69個 を 分 散 し て保 管 す る 設 計 と す る。
（58-3-33,36）（ 58-9-1～ 4）(2) 確 実 な 接 続 （ 設 置 許 可 基 準 規則 第 43 条 第 3 項 二 ）(ⅰ ) 要 求 事 項
常 設 設 備 （ 発 電用 原 子 炉 施 設 と 接 続さ れ て い る 設 備 又 は短 時間に発電用原子炉施設と接続することができる常設の設備をい う 。 以 下 同 じ 。） と 接 続 す る も の に あ っ て は ， 当 該 常 設 設 備と 容 易 か つ 確 実に 接 続 す る こ と が でき ， か つ ， 二 以 上 の系 統 又は 発 電 用 原 子 炉施 設 が 相 互 に 使 用 する こ と が で き る よ う， 接 続部の規格の統一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 ，「 2.3.4 操 作 性 及 び 試 験・検 査 性 に ついて」に示す。
可 搬 型 計 測 器 の計 装 ケ ー ブ ル の 接 続は ， ボ ル ト ・ ネ ジ 接続 とし ， 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
を 用 い て 容 易 かつ 確 実 に 接 続 操 作 可能 な 設 計 と す る 。
(3) 複 数 の 接 続口 （ 設 置 許 可 基 準 規則 第 43 条 第 3 項 三 ）(ⅰ ) 要 求 事 項
常 設 設 備 と 接 続す る も の に あ っ て は， 共 通 要 因 に よ っ て接 続
す る こ と が で きな く な る こ と を 防 止す る た め ， 可 搬 型重 大 事 故等 対 処 設 備 （原 子 炉 建 屋 の 外 か ら 水又 は 電 力 を 供 給 す るも の に
限 る 。） の 接 続 口 を そ れ ぞ れ 互 い に 異 な る 複 数 の 場 所 に 設 け る
も の で あ る こ と。
3.15-31

(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 に つ い て 」 に示 す 。
可 搬 型 計 測 器 は， 原 子 炉 建 屋 の 外 から 水 又 は 電 力 を 供 給す る設 備 で は な く， 中 央 制 御 室 ， 原 子 炉建 屋 の 二 次 格 納 施 設外 及 び
そ の 他 の 建 屋 内 か ら 接 続 可 能 な 設 計と す る 。
（58-9-5～ 13）(4) 設 置 場 所 （設 置 許 可 基 準 規 則第 43 条 第 3 項 四 ）(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 可 搬 型 重大 事
故 等 対 処 設 備 を設 置 場 所 に 据 え 付 け， 及 び 常 設 設 備 と 接続 す る
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 。
可 搬 型 計 測 器 の計 装 ケ ー ブ ル の 接 続は ， 線 源 か ら の 離 隔距 離に よ り 放 射 線 量が 高 く な る 恐 れ の 少な い 設 置 場 所 で あ る， 中 央
制 御 室 ， 原 子炉 建 屋 の 二 次 格 納 施 設外 及 び そ の 他 の 建 屋内 で 操
作 可 能 な 設 計 とす る 。
（58-9-5～ 13）(5) 保 管 場 所 （設 置 許 可 基 準 規 則第 43 条 第 3 項 五 ）(ⅰ ) 要 求 事 項
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 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 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 に つ い て 」 に示 す 。
可 搬 型 計 測 器 は，重 要 監 視 パ ラ メ ータ 及 び 重 要 代 替 監 視パ ラ メ
ー タ を 計 測 す る設 備 と は 異 な る 場 所で あ る コ ン ト ロ ー ル建 屋 内
及 び 5号 炉 原 子 炉 建 屋（ 5号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策所 ）に 保 管
す る こ と と し ，位 置 的 分 散 を 図 る 設計 と す る 。
（58-3-33,36）（58-9-5～ 13）
3.15-32(6) ア ク セ ス ルー ト の 確 保 （ 設 置 許可 基 準 規 則第 43 条 第 3 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 ， 可 搬 型重 大事 故 等 対 処 設 備を 運 搬 し ， 又 は 他の 設 備 の 被 害 状 況 を 把握 す る
た め ， 工 場 等内 の 道 路 及 び 通 路 が 確保 で き る 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 ，「 2.3.4 操 作 性 及 び 試 験・検 査 性 に ついて」に示す。
可 搬 型 計 測 器 は， コ ン ト ロ ー ル 建 屋内 及 び 5 号 炉 原 子 炉建 屋
5 号 炉 原 子 炉建 屋 内 緊 急 時 対 策 所 ） に て 保 管 し て お り ， 可 搬 型
計 測 器 の 計 装 ケー ブ ル の 接 続 は ，線 源 か ら の 離 隔 距 離 によ り 放
射線量が高くなる恐れの少ない設置場所である，中央制御室，
原 子 炉 建 屋 の 二次 格 納 施 設 外 及 び その 他 の 建 屋 内 で あ り， ア ク
セ ス ル ー ト は 確保 さ れ て い る 。
（58-3-33,36）（58-9-5～ 13）(7) 設 計 基 準 事 故対 処 設 備 及 び 常 設 重大 事 故 等 防 止 設 備 との 多 様 性（ 設 置 許 可 基 準規 則 第 43 条 第 3 項 七 ）(ⅰ ) 要 求 事 項
重 大 事 故 防 止 設備 の う ち 可 搬 型 の もの は ，共 通 要 因 に よ っ て，
設 計 基 準 事 故 対処 設 備 の 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事故防止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 ， 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 に つ い て 」 に示 す 。
可 搬 型 計 測 器 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 リズ ム に よ る 影 響 ，設 計 基 準
事 故 設 備 の 配 置そ の 他 の 条 件 を 考 慮し ， コ ン ト ロ ー ル 建屋 内 及
び 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 （ 5 号 炉 原 子 炉 建 屋 内 緊 急 時 対 策 所） に 保
管 す る こ と で 位置 的 分 散 を 図 る 設 計と す る 。
（58-3-33,36）（58-9-5～ 13）

3.15-33

表 3.15-10
1.15

方
針
目
的

事故時の計装に関する手順等
重大事故等が発生し，計測機器の故障等により，当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータを計測することが困難となった場合に，当該パラメータの推定に有効な情報を把握するため，計器故障時の対応，計器の計測範囲を超えた場合への対応，計器電源の喪失時の対応，計測結果を記録する手順等を整備する。

計
器
故
障
時
の
パ
ラ
メ
ー
タ
推
定

対
応
手
段
等

重 大 事 故 等 対 策 に お ける 手 順 書 の 概 要

監
視
機
能
の
喪
失

主要パラメータを計測する計器の故障により主要パラメータの監視機能が喪失した場合は，代替パラメータによる推定を行う。
推 定 に あ た っ て は ，使 用 す る 計 器 が 複 数 あ る 場 合 ，代 替 パ ラ メ ー タ と 主 要 パ
ラ メ ー タ の 関 連 性 ，検 出 器 の 種 類 ，使 用 環 境 条 件 及 び 計 測 さ れ る 値 の 不 確 か さを考慮し，使用するパラメータの優先順位をあらかじめ定める。
代替パラメータによる主要パラメータの推定は，以下の方法で行う。
・同一物理量（温度，圧力，水位，放射線量率，水素濃度及び中性子束）から推定・水位を注水源もしくは注水先の水位変化又は注水量及び吐出圧力から推定・流量を注水先又は注水源の水位変化を監視することにより推定
・除熱状態を温度，圧力等の傾向監視により推定
・原子炉冷却材圧力バウンダリからの漏洩を水位，圧力等の傾向監視により推定・圧力又は温度を水の飽和状態の関係から推定・注水量を注水先の圧力より注水特性の関係から推定
・ 格 納 容 器 内 圧 力 （ D/W） と 格 納 容 器 内 圧 力 （ S/C） の 差 圧 か ら 格 納 容 器 内の水位を推定・未臨界状態の維持を制御棒の挿入状態により推定
・あらかじめ評価したパラメータの相関関係により酸素濃度を推定
・装置の作動状況により水素濃度を推定
・ 使 用 済 燃 料 プ ー ル の 状 態 を 同 一 物 理 量 (温 度 及 び 水 位 )， あ ら か じ め 評 価した水位と放射線量の相関関係及びカメラによる監視により，使用済燃料プールの水位又は必要な水遮蔽が確保されていることを推定するケース
主 要 パ ラ メ ー タ を 計 測 す る 多 重 化 さ れ た 重 要 計 器 が ，計 器 の 故 障 に よ り 計 測することが困難になった場合に，他チャンネルの重要計器により計測を行う。

計
器
の
計
測
範
囲
を
超
え
た
場
合
の
パ
ラ
メ
ー
タ
推
定

原 子 炉 圧 力 容 器 内 の 温 度 ，圧 力 及 び 水 位 ，並 び に 原 子 炉 圧 力 容 器 及 び 原 子 炉
格 納 容 器 へ の 注 水 量 を 監 視 す る パ ラ メ ー タ の う ち ，パ ラ メ ー タ の 値 が 計 器 の 計
測範囲を超えるものは，原子炉圧力容器内の温度と水位である。
原 子 炉 圧 力 容 器 内 の 水 位 の 値 が 計 器 の 計 測 範 囲 を 超 え た 場 合 ，発 電 用 原 子 炉
施設の状態を推定するための手段は，以下のとおり。
・原子炉圧力容器内の温度を監視するパラメータである原子炉圧力容器温度 を 計 測 す る 計 器 の 計 測 範 囲 は 0～ 300℃ で あ る 。 原 子 炉 の 冷 却 機 能 が 喪
失し原子炉水位が有効燃料頂部以下になった場合，原子炉圧力容器温度の計測範囲を超える場合があるが，重大事故等発生時における損傷炉心
冷 却 成 否 及 び 格 納 容 器 下 部 注 水 判 断 の 温 度 は 300℃ で あ り 計 測 範 囲 内 で
判 断 可 能 で あ る 。 ま た ， 原 子 炉 圧 力 容 器 温 度 が 計 測 範 囲 を 超 え る (300℃
以 上 )場 合 は 炉 心 損 傷 状 態 と 推 定 し て 対 応 す る 。
・原 子 炉 圧 力 容 器 内 の 水 位 を 監 視 す る パ ラ メ ー タ で あ る 原 子 炉 水 位 の 計 測 範
囲 を 超 え た 場 合 ，高 圧 代 替 注 水 系 系 統 流 量 ，復 水 補 給 水 系 流 量（ 原 子 炉 圧
力 容 器 ）， 原 子 炉 隔 離 時 冷 却 系 系 統 流 量 ， 高 圧 炉 心 注 水 系 系 統 流 量 ， 残 留
熱除去系系統流量のうち機器動作状態にある流量計より崩壊熱除去に必
要 な 水 量 の 差 を 算 出 し ，直 前 ま で 判 明 し て い た 水 位 に 変 換 率 を 考 慮 す る ことにより原子炉圧力容器内の水位を推定する。

3.15-34

対
応
手
段
等

計
器
電
源
の
喪
失
時
の
対
応

計
器
電
源
の
喪
失

記
録

全交流動力電源喪失及び常設直流電源系統喪失等により計器電源が喪失した 場 合 ，特 に 重 要 な パ ラ メ ー タ と し て ，パ ラ メ ー タ 選 定 で 選 定 し た 重 要 監 視 パ
ラ メ ー タ 及 び 重 要 代 替 監 視 パ ラ メ ー タ を 計 測 又 は 監 視 を 行 う 手 段 は ，以 下 の とおり。
・全 交 流 動 力 電 源 喪 失 が 発 生 し た 場 合 に は ，所 内 蓄 電 式 直 流 電 源 設 備 ，常 設 代
替 交 流 電 源 設 備 ，可 搬 型 代 替 交 流 電 源 設 備 及 び 直 流 給 電 車 か ら ，計 器 へ 給 電する。
・ 代 替 電 源（ 交 流 及 び 直 流 ）の 供 給 が で き な い 場 合 に は ，重 要 監 視 パ ラ メ ー タ
及 び 重 要 代 替 監 視 パ ラ メ ー タ を 計 測 す る 計 器 に つ い て は ，温 度 ，圧 力 ，水 位及び流量に係るものについて，可搬型計測器を接続し計測又は監視を行う。
また，可搬型計測器の計測値を工学値に換算する換算表を準備する。
可 搬 型 計 測 器 に よ る 計 測 に お い て は ，計 測 の 選 定 を 行 う 際 の 考 え 方 と し て ，
同 一 パ ラ メ ー タ に チ ャ ン ネ ル が 複 数 あ る 場 合 は ，い ず れ か 1 つ の 適 切 な パ ラ
メ ー タ を 選 定 し 計 測 又 は 監 視 す る 。同 一 の 物 理 量 に つ い て ，複 数 の パ ラ メ ー
タ が あ る 場 合 は ，い ず れ か 1 つ の 適 切 な パ ラ メ ー タ を 選 定 し 計 測 又 は 監 視 する。
原 子 炉 格 納 容 器 内 の 温 度 ，圧 力 ，水 位 ，水 素 濃 度 及 び 放 射 線 量 率 な ど 重 大 事
故等の対応に必要となる重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータの計測結果について，以下の方法により計測結果を記録する。
・緊急時対策支援システム伝送装置にて電磁的に記録，保存する。
・複 数 の 計 測 結 果 を 使 用 し 計 算 に よ り 推 定 す る 主 要 パ ラ メ ー タ の 値 ，可 搬 型 計
測器及び現場操作時のみ監視する現場計器の指示値で計測されるパラメー
タの値は，記録用紙に記録する。

3.15-35

パ
ラ
メ
ー
タ
の
選
定

重大事故等に対処するために監視することが必要となるパラメータを技術
的 能 力 1.1～ 1.15（ 設 置 許 可 基 準 規 則 44条 ～ 58条 ） の 手 順 着 手 の 判 断 基 準 及 び
操作手順に用いるパラメータ並びに有効性評価の判断及び確認に関するパラメータより抽出し，これを抽出パラメータとする。
抽 出 パ ラ メ ー タ の う ち ，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発電用原子炉施設の状態を直接監視す
るパラメータを主要パラメータとする。
ま た ，計 器 の 故 障 ，計 器 の 計 測 範 囲 の 超 過 及 び 計 器 電 源 の 喪 失 に よ り ，主 要
パ ラ メ ー タ を 計 測 す る こ と が 困 難 と な っ た 場 合 に お い て ，主 要 パ ラ メ ー タ を 推定するために必要なパラメータを代替パラメータとする。
主要パラメータは，以下の通り分類する。
・重要監視パラメータ
主要パラメータのうち，耐震性，耐環境性を有し，重大事故等対処設備と し て の 要 求 事 項 を 満 た し た 計 器 を 少 な く と も 1つ 以 上 有 す る パ ラ メ ー
タをいう。
代替パラメータは，以下の通り分類する。
・重要代替監視パラメータ
主要パラメータの代替パラメータを計測する計器が重大事故等対処設備と し て の 要 求 事 項 を 満 た し た 計 器 を 少 な く と も 1つ 以 上 有 す る パ ラ メ ー
タをいう。
な お ，主 要 パ ラ メ ー タ 及 び 代 替 パ ラ メ ー タ の う ち ，自 主 対 策 設 備 の 計 器 の みで計測される場合は，有効監視パラメータとする。
ま た ，抽 出 パ ラ メ ー タ の う ち ，発 電 用 原 子 炉 施 設 の 状 態 を 直 接 監 視 す る こ とは で き な い が ，電 源 設 備 の 受 電 状 態 ，重 大 事 故 等 対 処 設 備 の 運 転 状 態 及 び そ の
他の設備の運転状態等により発電用原子炉施設の状態を補助的に監視するパラ メ ー タ を 補 助 パ ラ メ ー タ と す る 。な お ，重 大 事 故 等 対 処 設 備 の 運 転・動 作 状
態 を 表 示 す る 設 備（ ラ ン プ 表 示 灯 等 ）に つ い て は ，各 条 文 の 設 置 許 可 基 準 規 則
第 43条 へ の 適 合 状 況 の う ち ， (2)操 作 の 確 実 性 （ 設 置 許 可 基 準 規 則 第 43条 第 1
項二）にて，適合性を整理する。
主 要 パ ラ メ ー タ を 計 測 す る 多 重 化 さ れ た 重 要 計 器 が ，チ ャ ン ネ ル 故 障 に よ り
計 測 す る こ と が 困 難 に な っ た 場 合 に ，他 チ ャ ン ネ ル の 重 要 計 器 に よ り 計 測 を 行
う。

配
慮
す
べ
き
事
項

原
状子
発
態炉
電
把施
用
握設
の

重要監視パラメータを計測する重要計器及び重要代替監視パラメータを計
測 す る 重 要 代 替 計 器 の 計 測 範 囲 ，個 数 ，耐 震 性 及 び 非 常 用 電 源 か ら の 給 電 の 有
無 を 示 し ，設 計 基 準 を 超 え る 状 態 に お け る 発 電 用 原 子 炉 施 設 の 状 態 を 把 握 す る
能力を明確化する。

確
か
考ら
慮し
さ
の

圧力のパラメータと温度のパラメータを水の飽和状態の関係から推定する
場 合 は ，水 が 飽 和 状 態 に な い と 不 確 か さ が 生 じ る た め ，計 器 が 故 障 す る ま で の
発 電 用 原 子 炉 施 設 の 状 況 及 び 事 故 進 展 状 況 を 踏 ま え ，複 数 の 関 連 パ ラ メ ー タ を確認し，有効な情報を得た上で推定する。
推定にあたっては，代替パラメータの誤差による影響を考慮する。

電
源
確
保

全 交 流 動 力 電 源 が 喪 失 し た 場 合 に お い て ，計 測 設 備 へ の 代 替 電 源 設 備 と し て
常 設 代 替 交 流 電 源 設 備 ，所 内 蓄 電 式 直 流 電 源 設 備 ，直 流 給 電 車 及 び 可 搬 型 代 替
交流電源設備より，計器へ給電する。

3.15-36

表 3.15-11
分類

①
原
子
炉
圧
力
容
器
内
の
温
度

3.15-37

②
原
子
炉
圧
力
容
器
内
の
圧
力

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（1/9）

重要監視パラメータ，
重要代替監視パラメータ

個数

計測範囲

設計基準

把握能力（計測範囲の考え方）

可搬型
計測器
個数

耐震性

電源

原子炉圧力容器温度＊1

10～300℃

300℃

炉心の損傷状態を把握し，適切に対応するための判断基準として，300℃を監視可能。

1

C(Ss)

AM 用
直流電源

残留熱除去系熱交換器入口温度＊1

30～300℃

182℃

残留熱除去系による原子炉停止時冷却系運転時における，残留熱除去系熱交換器入口温度の変動範囲（182℃）を監視可能。

1

C(Ss)

区分Ⅰ，Ⅱ，Ⅲ
直流電源

S

区分Ⅰ，Ⅱ，Ⅲ
直流電源

S

区分Ⅰ
直流電源

S

区分Ⅰ，Ⅱ，Ⅲ
直流電源

S

区分Ⅰ，Ⅱ
直流電源

S

AM 用
直流電源＊10S

AM 用
直流電源＊10

原子炉圧力＊2「②原子炉圧力容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。

原子炉圧力（SA）＊2
原子炉水位＊2「③原子炉圧力容器内の水位」を監視するパラメータと同じ。

原子炉水位（SA）＊2
原子炉圧力＊1

3

0～10MPa[gage]

8.48MPa[gage]

原子炉圧力容器最高使用圧力（8.62MPa[gage]）を監視可能。

原子炉圧力（SA）＊1

1

0～10MPa[gage]

8.48MPa[gage]

原子炉圧力容器最高使用圧力（8.62MPa[gage]）を監視可能。

原子炉水位＊2「③原子炉圧力容器内の水位」を監視するパラメータと同じ。
原子炉水位（SA）＊2
原子炉圧力容器温度＊2「①原子炉圧力容器内の温度」を監視するパラメータと同じ。
3-3200～3500mm＊42-4000～1300mm＊5

1-3200～3500mm＊4

1-8000～3500mm＊4

原子炉水位＊1

③
原
子
炉
圧
力
容
器
内
の
水
位

1

原子炉水位（SA）＊1-2880～1650mm＊4465～1300mm＊5

炉心の冷却状況を把握する上で，原子炉水位制御範囲（レベル 3～8）及び有効燃料棒上端付近まで監視可能。

-2880～1650mm＊4

高圧代替注水系系統流量＊2
復水補給水系流量（原子炉圧力容器）＊2
原子炉隔離時冷却系系統流量＊2
高圧炉心注水系系統流量＊2
残留熱除去系系統流量＊2

1「④原子炉圧力容器への注水量」を監視するパラメータと同じ。

表 3.15-11
分類

3.15-38

④
原
子
炉
圧
力
容
器
へ
の
注
水
量

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（2/9）

重要監視パラメータ，
重要代替監視パラメータ

個数

計測範囲

設計基準

高圧代替注水系系統流量

10～300m3/h－＊8高圧代替注水系ポンプの最大流量（182m3/h）を監視可能。

原子炉隔離時冷却系系統流量

10～300m3/h

182m3/h

原子炉隔離時冷却系ポンプの最大流量（182m3/h）を監視可能。

高圧炉心注水系系統流量

20～1000m3/h

727m3/h

10～200m3/h（6 号炉）
0～150m3/h（7 号炉）

1
3

復水補給水系流量（原子炉圧力容器）

残留熱除去系系統流量把握能力（計測範囲の考え方）

可搬型
計測器
個数

耐震性

電源

－
(Ss)

AM 用
直流電源

S

区分Ⅰ
直流電源

高圧炉心注水系ポンプの最大流量（727m3/h）を監視可
能。

S

区分Ⅱ，Ⅲ
直流電源

－＊8

代替低圧注水系による原子炉圧力容器への注水時における復水移送ポンプの最大流量（150m3/h）を監視可
能。

－
(Ss)

AM 用
直流電源＊100～350m3/h－＊8

重大事故時における復水移送ポンプの最大流量（300m3/h）を監視可能。

－
(Ss)

AM 用
直流電源＊100～1500m3/h

954m3/h

残留熱除去系ポンプの最大流量（954m3/h）を監視可能。

S

区分Ⅰ，Ⅱ，Ⅲ
直流電源

－
(Ss)

AM 用
直流電源＊10

－
(Ss)

AM 用
直流電源＊11

復水貯蔵槽水位（SA）＊2「⑭水源の確認」を監視するパラメータと同じ。

サプレッション・チェンバ・プール水位＊2「⑧原子炉格納容器内の水位」を監視するパラメータと同じ。

原子炉水位＊2「③原子炉圧力容器内の水位」を監視するパラメータと同じ。

11

原子炉水位（SA）＊2

⑤
原
子
炉
格
納
容
器
へ
の
注
水
量

1

0～350m3/h

10～150m3/h（6 号炉）＊
6
0～100m3/h（7 号炉）＊
6－＊8

格納容器スプレイ時における復水移送ポンプの最大流量（140m3/h）を監視可能。

復水補給水系流量（原子炉格納容器）

復水貯蔵槽水位（SA）＊2
格納容器内圧力（D/W）＊2

1－＊8

格納容器下部への注水時における復水移送ポンプの最大流量（90m3/h）を監視可能。

「⑭水源の確認」を監視するパラメータと同じ。
「⑦原子炉格納容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。

格納容器内圧力（S/C）＊2
格納容器下部水位＊2「⑧原子炉格納容器内の水位」を監視するパラメータと同じ。

表 3.15-11
分類

⑥
原
子
炉
格
納
容
器
内
の
温
度

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（3/9）

重要監視パラメータ，
重要代替監視パラメータ

個数

計測範囲

設計基準

ドライウェル雰囲気温度

20～300℃

138℃

3.15-39

⑧
原
子
炉
格
納
容
器
内
の
水
位

可搬型
計測器
個数

耐震性

電源

1

C(Ss)

AM 用
直流電源＊
10,11

C(Ss)

AM 用
直流電源＊10

S

AM 用
直流電源

S

AM 用
直流電源＊10S

AM 用
直流電源＊10

格納容器の限界温度（200℃）を監視可能。
サプレッション・チェンバ気体温度＊110～200℃

138℃

サプレッション・チェンバ・プール水温度＊
130～200℃

97℃

格納容器内圧力（D/W）＊2

格納容器の限界圧力（620kPa[gage]）におけるサプレ
ッション・チェンバ・プール水の飽和温度（約 166℃）を監視可能。

1「⑦原子炉格納容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。

格納容器内圧力（S/C）＊2

⑦
原
子
炉
格
納
容
器
内
の
圧
力

把握能力（計測範囲の考え方）

格納容器内圧力（D/W）＊1

10～1000kPa[abs]246kPa[gage]

格納容器内圧力（S/C）＊1

10～980.7kPa[abs]197kPa[gage]

格納容器の限界圧力（620kPa[gage]）を監視可能。

1

ドライウェル雰囲気温度＊2
サプレッション・チェンバ気体温度＊2「⑥原子炉格納容器内の温度」を監視するパラメータと同じ。

サプレッション・チェンバ・プール水温度＊2
サプレッション・チェンバ・プール水位

1-6～11m
（T.M.S.L.-7150～＋9850mm）＊7-2.59～0m(T.M.S.L.-3740～-1150mm）＊7

ウェットウェルベント操作可否判断（ベントライン高
さ-1m：9.05m）を把握できる範囲を監視可能。

1

S

AM 用
直流電源＊10

格納容器下部水位

3+1m,+2m,+3m（T.M.S.L.-5600，-4600，-3600mm）＊7－＊8

重大事故等時において，格納容器下部に溶融炉心の冷却に必要な水量（底部から+2m）があることを監視可
能。

1

－
(Ss)

AM 用
直流電源＊11

復水補給水系流量（原子炉格納容器）＊2「⑤原子炉格納容器への注水量」を監視するパラメータと同じ。

復水貯蔵槽水位（SA）＊2「⑭水源の確認」を監視するパラメータと同じ。

格納容器内圧力（D/W）＊2「⑦原子炉格納容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。
格納容器内圧力（S/C）＊2

表 3.15-11
分類

器 ⑨
内 原
の 子
水 炉
素 格
濃 納
度 容

3.15-40

⑩
原
子
炉
格
納
容
器
内
の
放
射
線
量
率

重要監視パラメータ，
重要代替監視パラメータ

個数

計測範囲

格納容器内水素濃度＊120～30vol%（6 号炉）
0～20vol%/0～100vol%（7 号炉）

格納容器内水素濃度（SA）＊1

格納容器内雰囲気放射線レベル（D/W）＊1

格納容器内雰囲気放射線レベル（S/C）＊1

起動領域モニタ＊1

⑪
未
臨
界
の
監
視

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（4/9）

2

2

設計基準

6.2vol%10-2～105Sv/h

2

10-2～105Sv/h

10

10-1～106cps（1.0×103～1.0×109cm-2・s-1）
0～40%又は 0～125%（1.0×108～2.0×1013
cm-2・s-1）

4＊3

重大事故時において，格納容器内の水素燃焼の可能性（水素濃度：4vol%）を把握する上で監視可能。

0～100vol%10Sv/h 未満＊9

炉心損傷の判断値（原子炉停止直後に炉心損傷した場
合は約 10Sv/h）を把握する上で監視可能（上記の判断
値は原子炉停止後の経過時間とともに低くなる）。

10Sv/h 未満＊9

炉心損傷の判断値（原子炉停止直後に炉心損傷した場
合は約 10Sv/h）を把握する上で監視可能（上記の判断
値は原子炉停止後の経過時間とともに低くなる）。

原子炉の停止時から起動時及び起動時から定格出力
運転時の中性子束を監視可能。

定格出力の約 10 倍
平均出力領域モニタ＊1

把握能力（計測範囲の考え方）

0～125%（1.2×1012～2.8×
1014 ㎝-2･s-1）

原子炉の起動時から定格出力運転時の中性子束を監視可能。
設計基準事故時，一時的に計測範囲を超えるが，短期間であり，かつ出力上昇及び下降は急峻である。125%を超えた領域でその指示に基づき操作を伴うものでないことから，現状の計測範囲でも運転監視上影響はない。また，重大事故等時においても原子炉再循環ポ
ンプトリップ等により中性子束は低下するため，現状の計測範囲でも対応が可能。

可搬型
計測器
個数

耐震性

電源

－

S

区分Ⅰ，Ⅱ
計測用交流電
源

－

S

AM 用
直流電源

S

区分Ⅰ
直流電源
区分Ⅱ
計測用交流電
源

S

区分Ⅰ
直流電源
区分Ⅱ
計測用交流電源

S

区分Ⅰ，Ⅱ，Ⅲ，Ⅳ
バイタル交流
電源

S

区分Ⅰ，Ⅱ，Ⅲ，Ⅳ
バイタル交流
電源

－

－

－

－

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。

表 3.15-11
分類

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（5/9）

重要監視パラメータ，
重要代替監視パラメータ

個数

計測範囲

サプレッション・チェンバ・プール水温度＊1

3.15-41

⑫
最
終
ヒ
ー
ト
シ
ン
ク
に
よ
る
冷
却
状
態
の
確
認

設計基準

把握能力（計測範囲の考え方）

可搬型
計測器
個数

耐震性

電源

1

－
(Ss)

AM 用
直流電源

「⑥原子炉格納容器内の温度」を監視するパラメータと同じ。
－＊8

代替循環冷却時における復水移送ポンプの最高使用
温度（85℃）に余裕を見込んだ設定とする。

復水補給水系温度（代替循環冷却）

10～200℃

復水補給水系流量（原子炉圧力容器）

10～200m3/h（6 号炉）
0～150m3/h（7 号炉）「④原子炉圧力容器への注水量」を監視するパラメータと同じ。

復水補給水系流量（原子炉格納容器）

10～350m3/h「⑤原子炉格納容器への注水量」を監視するパラメータと同じ。

フィルタ装置水位

20～6000mm－＊8

スクラバノズル上端を計測範囲のゼロ点とし，フィル
タ装置機能維持のための上限：約 2200mm，下限：約500mm を監視可能。

1

－
(Ss)

AM 用
直流電源＊10

フィルタ装置入口圧力

10～1MPa[gage]－＊8

格納容器ベント実施時に，格納容器圧力逃がし装置の最高圧力（0.62MPa[gage]）が監視可能。

1

－
(Ss)

AM 用
直流電源＊10

フィルタ装置出口放射線モニタ

210-2～105mSv/h－＊8

格納容器ベント実施時に，想定されるフィルタ装置出
口の最大線量当量率（約 7×104mSv/h）を監視可能。

－

－
(Ss)

AM 用
直流電源＊10

－

－
(Ss)

AM 用
直流電源＊10

1

－
(Ss)

AM 用
直流電源＊10

フィルタ装置水素濃度

20～100vol%－＊8

格納容器ベント停止後の窒素によるパージを実施し，フィルタ装置及び耐圧強化ベントラインの配管内に滞留する水素濃度が可燃限界濃度（4vol%）以下であることを監視可能。

フィルタ装置金属フィルタ差圧

10～50kPa－＊8フィルタ装置金属フィルタの上限差圧可能。

フィルタ装置スクラバ水 pH

1

pH0～14－＊8

フィルタ装置スクラバ水のpH（pH0～14）が監視可能。

－

－
(Ss)

AM 用
直流電源＊10耐圧強化ベント系放射線モニタ

210-2～105mSv/h－＊8

耐圧強化ベント実施時に，想定される排気ラインの最大線量当量率（約 7×104mSv/h）を監視可能。

－

－
(Ss)

AM 用
直流電源＊101

C(Ss)

区分Ⅰ，Ⅱ，Ⅲ
直流電源

残留熱除去系熱交換器入口温度
残留熱除去系熱交換器出口温度
残留熱除去系系統流量が監視「①原子炉圧力容器内の温度」を監視するパラメータと同じ。
30～300℃

182℃

残留熱除去系の運転時における，残留熱除去系熱交換器出口温度の変動範囲（182℃）を監視可能。

「④原子炉圧力容器への注水量」を監視するパラメータと同じ。

表 3.15-11
分類

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（6/9）

重要監視パラメータ，
重要代替監視パラメータ

原子炉補機冷却水系系統流量

3.15-42

⑫
最
終
ヒ
ー
ト
シ
ン
ク
に
よ
る
冷
却
状
態
の
確
認

個数

計測範囲

設計基準

把握能力（計測範囲の考え方）

30～4000m3/h（6 号炉区
分Ⅰ，Ⅱ）
0～3000m3/h（6 号炉区
分Ⅲ，7 号炉区分Ⅰ，
Ⅱ）
0～2000m3/h（7 号炉区
分Ⅲ）

1300m3/h（区分Ⅰ，Ⅱ）
1100m3/h（6 号炉
区分Ⅲ）
800m3/h （7 号炉
区分Ⅲ）

原子炉補機冷却系中間ループ循環ポンプの最大流量（1300m3/h（区分Ⅰ，Ⅱ），1100m3/h（6 号炉区分Ⅲ），
800m3/h（7 号炉区分Ⅲ））を監視可能。
熱交換器ユニット（代替原子炉補機冷却水ポンプ）の最大流量（600m３/h）を監視可能。

3

残留熱除去系熱交換器入口冷却水流量

30～2000m /h（6 号炉）
0～1500m3/h（7 号炉）

1300m3/h（区分Ⅰ，Ⅱ）
1100m3/h（6 号炉
区分Ⅲ）
800m3/h （7 号炉
区分Ⅲ）

原子炉補機冷却系中間ループ循環ポンプの最大流量（1300m3/h（区分Ⅰ，Ⅱ），1100m3/h（6 号炉区分Ⅲ），
800m3/h（7 号炉区分Ⅲ））を監視可能。
熱交換器ユニット（代替原子炉補機冷却水ポンプ）の最大流量（600m３/h）を監視可能。

「⑥原子炉格納容器内の温度」を監視するパラメータと同じ。
サプレッション・チェンバ気体温度＊2
格納容器内圧力（D/W）＊2「⑦原子炉格納容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。
格納容器内圧力（S/C）＊2

⑬
格
納
の 容
監 器
視 バ
イ
パ
ス

原子炉水位＊1
原子炉水位（SA）＊1「①原子炉圧力容器内の温度」を監視するパラメータと同じ。
「③原子炉圧力容器内の水位」を監視するパラメータと同じ。

原子炉圧力＊1
原子炉圧力（SA）＊1

耐震性

電源

C(Ss)

区分Ⅰ，Ⅱ，Ⅲ
直流電源

C(Ss)

区分Ⅰ，Ⅱ，Ⅲ
直流電源

1

ドライウェル雰囲気温度＊2

原子炉圧力容器温度＊2

可搬型
計測器
個数

「②原子炉圧力容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。

ドライウェル雰囲気温度＊1「⑥原子炉格納容器内の温度」を監視するパラメータと同じ。

格納容器内圧力（D/W）＊1「⑦原子炉格納容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。

表 3.15-11
分類

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（7/9）

重要監視パラメータ，
重要代替監視パラメータ

復水貯蔵槽水位（SA）

個数

計測範囲

設計基準

把握能力（計測範囲の考え方）

可搬型
計測器
個数

耐震性

電源

1

0～16m（6 号炉）
0～17m（7 号炉）

0～15.5m(6 号炉)
0～15.7m(7 号炉)

復水貯蔵槽の底部からオーバーフローレベル（6 号
炉：0～15.5m，7 号炉：0～15.7m）を監視可能。

1

S

AM 用
直流電源

サプレッション・チェンバ・プール水位「⑧原子炉格納容器内の水位」を監視するパラメータと同じ。

高圧代替注水系系統流量＊2

3.15-43

⑭
水
源
の
確
認

復水補給水系流量（原子炉圧力容器）＊2
原子炉隔離時冷却系系統流量＊2「④原子炉圧力容器への注水量」及び「⑤原子炉格納容器への注水量」を監視するパラメータと同じ。
高圧炉心注水系系統流量＊2
残留熱除去系系統流量＊2
復水補給水系流量（原子炉格納容器）＊2

復水移送ポンプ吐出圧力＊2

⑮
原
子
炉
濃 建
度 屋
内
の
水
素

3

0～2MPa[gage]－＊8

復水移送ポンプ吐出圧力（0.92MPa[gage]）を監視可能。

残留熱除去系ポンプ吐出圧力＊230～3.5MPa[gage]

2.2MPa[gage]

残留熱除去系ポンプ吐出圧力（2.2MPa[gage]）を監視可能。

原子炉建屋水素濃度

70～20vol%－＊8

重大事故時において，原子炉建屋内の水素燃焼の可能性（水素濃度：4vol%）を把握する上で監視可能。

静的触媒式水素再結合器 動作監視装置＊240～300℃－＊8

重大事故時において，静的触媒式水素再結合器作動時に想定される温度範囲を監視可能。

－
1

(Ss)

AM 用
直流電源＊
10,11

B(Ss)

区分Ⅰ，Ⅱ，Ⅲ
直流電源

－

－
(Ss)

AM 用
直流電源

1

－
(Ss)

AM 用
直流電源

表 3.15-11
分類

3.15-44

⑯
原
子
炉
格
納
容
器
内
の
酸
素
濃
度

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（8/9）

重要監視パラメータ，
重要代替監視パラメータ

個数

計測範囲

設計基準

把握能力（計測範囲の考え方）

可搬型
計測器
個数

耐震性

電源

格納容器内酸素濃度

20～30vol%（6 号炉）
0～10vol%/0～30vol%（7 号炉）

4.9vol%

重大事故時において，格納容器内の水素燃焼の可能性（酸素濃度：5vol%）を把握する上で監視可能。

－

S

区分Ⅰ，Ⅱ
計測用交流電
源

C(Ss)

区分Ⅰ
直流電源

C(Ss)

AM 用
直流電源

格納容器内雰囲気放射線レベル（D/W）＊2「⑩原子炉格納容器内の放射線量率」を監視するパラメータと同じ。
格納容器内雰囲気放射線レベル（S/C）＊2

格納容器内圧力（D/W）＊2「⑦原子炉格納容器内の圧力」を監視するパラメータと同じ。
格納容器内圧力（S/C）＊2

⑰
使
用
済
燃
料
プ
ー
ル
の
監
視

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）＊1

1

T.M.S.L.20180～
31170mm（6 号炉）
T.M.S.L.20180～
31123mm（7 号炉）

T.M.S.L.31395mm（6 号炉）
T.M.S.L.31390mm（7 号炉）

重大事故等時により変動する可能性のある使用済燃料プール上部から底部近傍までの範囲にわたり水位を監視可能。

0～150℃

66℃

重大事故等により変動する可能性のある使用済燃料
プールの温度を監視可能。
1

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）＊1

1

T.M.S.L.23420～
30420mm（6 号炉）
T.M.S.L.23373～
30373mm（7 号炉）
0～150℃－＊8

重大事故等時により変動する可能性のある使用済燃料プール上部から使用済燃料ラック上端近傍までの範囲にわたり水位を監視可能。
重大事故等により変動する可能性のある使用済燃料
プールの温度を監視可能。

表 3.15-11
分類

⑰
使
用
済
燃
料
プ
ー
ル
の
監
視

重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ（重大事故等対処設備）（9/9）

重要監視パラメータ，
重要代替監視パラメータ

使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）＊1

個数

計測範囲

1

101～108mSv/h

1

10-2～105mSv/h（6 号炉）
10-3～104mSv/h（7 号炉）

設計基準把握能力（計測範囲の考え方）

可搬型
計測器
個数

耐震性

電源

－＊8

重大事故等により変動する可能性がある放射線量率の範囲にわたり監視可能。

－

C(Ss)

AM 用
直流電源
区分Ⅰ
バイタル交流電源

使用済燃料貯蔵プール監視カメラ＊1

1

－

－＊8

重大事故等時において使用済燃料プール及びその周辺の状況を監視可能。

－

－
(Ss)

3.15-45

空冷装置
区分Ⅰ
計測用交流電源＊1：重要監視パラメータ及び重要代替監視パラメータ，＊2：重要代替監視パラメータ＊3：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チャンネルには，52 個ずつの信号が入力される。
＊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 1224cm）＊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）＊6：格納容器下部注水流量，＊7：T.M.S.L. =東京湾平均海面＊8：重大事故時に使用する設備のため，設計基準事故時は値なし。
＊9：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，設計基準では炉心損傷しないことからこの値を下回る。
＊10：設置許可基準規則第 47 条,48 条及び 49 条で抽出された計装設備は設計基準事故対処設備に対して，多様性及び独立性を有し，位置的分散を図ることとしており，電源については，非常用所内電気設備と独立性を有し，位置的分散を設ける設計とする。詳細については，「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）の補足説明資料 57-9」参照。なお，各条文に対するパラメータの選定結果は，補足説明資料 58-11 に整理している。
＊11：設置許可基準規則第 51 条で抽出された計装設備は複数のパラメータとすることで多様性を有しており，復水補給水系流量（原子炉格納容器）及び格納容器下部水位に対して，復水移送ポンプ吐出圧力及びドライウェル雰囲気温度はそれぞれ独立性を有する設計としている。電源については，常設代替交流電源設備又は可搬型代
替交流電源設備から代替所内電気設備を経由して電源を受電できる設計とすると共に，可搬型計器による計測が可能な設計としており，多様性を有している。詳細については，「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）の補足説明資料 57-9」参照。なお，条文に対するパラメータの選定結果は，補足説明資料 58-11 に整理している。

表 3.15-12
分類

原
子
炉
圧
力
容
器
内
の
温
度

3.15-46

原
子
炉
圧
力
容
器
内
の
圧
力

原
子
炉
圧
力
容
器
内
の
水
位

主要パラメータ

代替パラメータによる主要パラメータの推定（1/6）

代替パラメータ

代替パラメータ推定方法

原子炉圧力容器温度①原子炉圧力①原子炉圧力（SA）①原子炉水位
①原子炉水位（SA）②残留熱除去系熱交換器入口温度①原子炉圧力容器温度の監視が不可能となった場合には，原子炉水位から原子炉圧力容器内が飽和状態にあると想定することで，原子炉圧力より飽和温度／圧力の関係を利用して原子炉圧力容器内の温度を推定する。
また，スクラム後，原子炉水位が有効燃料棒頂部に到達するまでの経過時間より原子炉圧力容器温度を推定する。
②残留熱除去系が運転状態であれば，残留熱除去系熱交換器入口温度により推定する。

残留熱除去系熱交換器入口温度①原子炉圧力容器温度①残留熱除去系熱交換器入口温度の監視が不可能となった場合には，原子炉圧力容器温度により推定す
る。

原子炉圧力

①原子炉圧力（SA）②原子炉水位
②原子炉水位（SA）②原子炉圧力容器温度①原子炉圧力の監視が不可能となった場合には，原子炉圧力（SA）により推定する。
②原子炉水位から原子炉圧力容器内が飽和状態にあると想定することで，原子炉圧力容器温度より飽和
温度／圧力の関係を利用して原子炉圧力容器内の圧力を推定する。

原子炉圧力（SA）①原子炉圧力②原子炉水位
②原子炉水位（SA）②原子炉圧力容器温度①原子炉圧力（SA）の監視が不可能となった場合には，原子炉圧力により推定する。
②原子炉水位から原子炉圧力容器内が飽和状態にあると想定することで，原子炉圧力容器温度より飽和
温度／圧力の関係を利用して原子炉圧力容器内の圧力を推定する。

原子炉水位①原子炉水位（SA）②高圧代替注水系系統流量②復水補給水系流量（原子炉圧力容器）②原子炉隔離時冷却系系統流量②高圧炉心注水系系統流量②残留熱除去系系統流量①原子炉水位の監視が不可能となった場合には，原子炉水位（SA）により推定する。
②高圧代替注水系系統流量，復水補給水系流量（原子炉圧力容器），原子炉隔離時冷却系系統流量，高圧炉心注水系系統流量，残留熱除去系系統流量のうち機器動作状態にある流量より，崩壊熱による原子炉水位変化量を考慮し，原子炉圧力容器内の水位を推定する。

原子炉水位（SA）①原子炉水位②高圧代替注水系系統流量②復水補給水系流量（原子炉圧力容器）②原子炉隔離時冷却系系統流量②高圧炉心注水系系統流量②残留熱除去系系統流量①原子炉水位（SA）の水位の監視が不可能となった場合には，原子炉水位により推定する。
②高圧代替注水系系統流量，復水補給水系流量（原子炉圧力容器），原子炉隔離時冷却系系統流量，高圧炉心注水系系統流量，残留熱除去系系統流量のうち機器動作状態にある流量より，崩壊熱による原子炉水位変化量を考慮し，原子炉圧力容器内の水位を推定する。

表 3.15-12
分類

原
子
炉
圧
力
容
器
へ
の
注
水
量

3.15-47

原
へ 子
の 炉
注 格
水 納
量 容
器

原
子
炉
格
納
容
器
内
の
温
度

主要パラメータ

代替パラメータによる主要パラメータの推定（2/6）

代替パラメータ

代替パラメータ推定方法

高圧代替注水系系統流量①復水貯蔵槽水位（SA）②原子炉水位
②原子炉水位（SA）①高圧代替注水系系統流量の監視が不可能となった場合には，水源である復水貯蔵槽水位（SA）の変化により注水量を推定する。
②注水先の原子炉水位の水位変化により高圧代替注水系系統流量を推定する。

復水補給水系流量（原子炉圧力容器）①復水貯蔵槽水位（SA）②原子炉水位
②原子炉水位（SA）①復水補給水系流量（原子炉圧力容器）の監視が不可能となった場合には，水源である復水貯蔵槽水位（SA）の変化により注水量を推定する。
②注水先の原子炉水位の水位変化により復水補給水系流量（原子炉圧力容器）を推定する。

原子炉隔離時冷却系系統流量①復水貯蔵槽水位（SA）②原子炉水位
②原子炉水位（SA）①原子炉隔離時冷却系系統流量の監視が不可能となった場合には，水源である復水貯蔵槽水位（SA）の変化により注水量を推定する。
②注水先の原子炉水位の水位変化により原子炉隔離時冷却系系統流量を推定する。

高圧炉心注水系系統流量①復水貯蔵槽水位（SA）②原子炉水位
②原子炉水位（SA）①高圧炉心注水系系統流量の監視が不可能となった場合には，水源である復水貯蔵槽水位（SA）の変化により注水量を推定する。
②注水先の原子炉水位の水位変化により高圧炉心注水系系統流量を推定する。

残留熱除去系系統流量①サプレッション・チェンバ・プール水位②原子炉水位
②原子炉水位（SA）①残留熱除去系系統流量の監視が不可能となった場合には，水源であるサプレッション・チェンバ・プ
ール水位の変化により注水量を推定する。
②注水先の原子炉水位の水位変化により残留熱除去系系統流量を推定する。

復水補給水系流量（原子炉格納容器）①復水貯蔵槽水位（SA）②格納容器内圧力（D/W）②格納容器内圧力（S/C）②格納容器下部水位①水源である復水貯蔵槽水位（SA）の変化により復水補給水系流量（原子炉格納容器）を推定する。
②復水補給水系流量（原子炉格納容器）の監視が不可能となった場合には，注水先の格納容器内圧力（D/W）又は格納容器内圧力（S/C）より格納容器への注水量を推定する。
②注水先の格納容器内の水位の変化により復水補給水系流量（原子炉格納容器）を推定する。

ドライウェル雰囲気温度①格納容器内圧力（D/W）②格納容器内圧力（S/C）①ドライウェル雰囲気温度の監視が不可能となった場合には，飽和温度／圧力の関係を利用して格納容
器内圧力（D/W）によりドライウェル雰囲気温度を推定する。
②格納容器内圧力（S/C）により，上記①と同様にドライウェル雰囲気温度を推定する。

サプレッション・チェンバ気体温度①サプレッション・チェンバ・プール水温度②格納容器内圧力（S/C）①サプレッション・チェンバ気体温度の監視が不可能となった場合には，サプレッション・チェンバ・
プール水温度によりサプレッション・チェンバ気体温度を推定する。
②飽和温度／圧力の関係を利用して格納容器内圧力（S/C）によりサプレッション・チェンバ気体温度を推定する。

サプレッション・チェンバ・プー
ル水温度①サプレッション・チェンバ気体温度②格納容器内圧力（S/C）①サプレッション・チェンバ・プール水温度の監視が不可能となった場合には，サプレッション・チェ
ンバ気体温度によりサプレッション・チェンバ・プール水温度を推定する。
②飽和温度／圧力の関係を利用して格納容器内圧力（S/C）によりサプレッション・チェンバ・プール
水温度を推定する。

表 3.15-12
分類

原
子
炉
格
納
容
器
内
の
圧
力

3.15-48

原
子
炉
格
納
容
器
内
の
水
位

原
内 子
の 炉
水 格
素 納
濃 容
度 器
原
子
炉
格
線 納
量 容
率 器
内
の
放
射

主要パラメータ

代替パラメータによる主要パラメータの推定（3/6）

代替パラメータ

代替パラメータ推定方法

格納容器内圧力（D/W）①格納容器内圧力（S/C）②ドライウェル雰囲気温度①格納容器内圧力（D/W）の圧力の監視が不可能となった場合には，格納容器内圧力（S/C）により推定する。
②飽和温度／圧力の関係を利用してドライウェル雰囲気温度により格納容器内圧力（D/W）を推定する。

格納容器内圧力（S/C）①格納容器内圧力（D/W）②サプレッション・チェンバ気体温度②サプレッション・チェンバ・プール水温度①格納容器内圧力（S/C）の圧力の監視が不可能となった場合には，格納容器内圧力（D/W）により推定する。
②飽和温度／圧力の関係を利用してサプレッション・チェンバ気体温度及びサプレッション・チェン
バ・プール水温度により格納容器内圧力（S/C）を推定する。

サプレッション・チェンバ・プー
ル水位①復水補給水系流量（原子炉格納容器）②復水貯蔵槽水位（SA）③格納容器内圧力（D/W）③格納容器内圧力（S/C）①サプレッション・チェンバ・プール水位の監視が不可能となった場合には，復水補給水系流量（原子炉格納容器）の注水量により，サプレッション・チェンバ・プール水位を推定する。
②水源である復水貯蔵槽水位の変化により，サプレッション・チェンバ・プール水位を推定する。
③格納容器内圧力（D/W）と格納容器内圧力（S/C）の差圧によりサプレッション・チェンバ・プール水位を推定する。

格納容器下部水位①復水補給水系流量（原子炉格納容器）＊格納容器下部注水流量②復水貯蔵槽水位（SA）①格納容器下部水位の監視が不可能となった場合には，復水補給水系流量（原子炉格納容器）の注水量
により，格納容器下部水位を推定する。
②水源である復水貯蔵槽水位の変化により，格納容器下部水位を推定する。

格納容器内水素濃度①格納容器内水素濃度（SA）①格納容器内水素濃度の監視が不可能となった場合には，格納容器内水素濃度（SA）により推定する。

格納容器内水素濃度（SA）①格納容器内水素濃度①格納容器内水素濃度（SA）の監視が不可能となった場合には，格納容器内水素濃度により推定する。

格納容器内雰囲気放射線レベル（D/W）①格納容器内雰囲気放射線レベル（S/C）②[エリア放射線モニタ]①格納容器内雰囲気放射線レベル（D/W）の監視が不可能となった場合には，格納容器内雰囲気放射線
レベル（S/C）により推定する。
②エリア放射線モニタ（有効監視パラメータ）の指示値を用いて，格納容器内の放射線量率を推定する。

格納容器内雰囲気放射線レベル（S/C）①格納容器内雰囲気放射線レベル（D/W）②[エリア放射線モニタ]①格納容器内雰囲気放射線レベル（S/C）の監視が不可能となった場合には，格納容器内雰囲気放射線
レベル（D/W）により推定する。
②エリア放射線モニタ（有効監視パラメータ）の指示値を用いて，格納容器内の放射線量率を推定する。

表 3.15-12
分類

未
臨
界
の
監
視

3.15-49

最
終
ヒ
ー
ト
シ
ン
ク
に
よ
る
冷
却
状
態
の
確
認

主要パラメータ

代替パラメータによる主要パラメータの推定（4/6）

代替パラメータ

代替パラメータ推定方法

起動領域モニタ①平均出力領域モニタ②[制御棒操作監視系]①起動領域モニタの監視が不可能となった場合には，平均出力領域モニタにより推定する。
②制御棒操作監視系（有効監視パラメータ）により全制御棒が挿入状態にあることが確認できる場合は，未臨界状態の維持を推定する。

平均出力領域モニタ①起動領域モニタ②[制御棒操作監視系]①平均出力領域モニタの監視が不可能となった場合には，起動領域モニタにより推定する。
②制御棒操作監視系（有効監視パラメータ）により全制御棒が挿入状態にあることが確認できる場合は，未臨界状態の維持を推定する。

[制御棒操作監視系]①起動領域モニタ②平均出力領域モニタ①制御棒操作監視系（有効監視パラメータ）の監視が不可能となった場合には，起動領域モニタにより推定する。
②平均出力領域モニタにより推定する。

サプレッション・チェンバ・プー①ドライウェル雰囲気温度
ル水温度①サプレッション・チェンバ気体温度
復水補給水系温度（代替循環冷却）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）①代替循環冷却系による冷却において，サプレッション・チェンバ・プール水温度，復水補給水系温度（代替循環冷却），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）の監視が不可能となった場合には，ドライウェル雰囲気温度，サプレッション・チェンバ気体温度により最終
ヒートシンクが確保されていることを推定する。

フィルタ装置水位
フィルタ装置入口圧力
フィルタ装置出口放射線モニタ
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 pH①ドライウェル雰囲気温度①サプレッション・チェンバ気体温度①格納容器内圧力（D/W）①格納容器内圧力（S/C）①格納容器圧力逃がし装置による冷却において，フィルタ装置水位，フィルタ装置入口圧力，フィルタ装置出口放射線モニタ，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 の監視が不可能となった場合には，ドライウェル雰囲気温度，サプレッション・チェンバ
気体温度，格納容器内圧力（D/W），格納容器内圧力（S/C）により最終ヒートシンクが確保されていることを推定する。

耐圧強化ベント系放射線モニタ
フィルタ装置水素濃度①ドライウェル雰囲気温度①サプレッション・チェンバ気体温度①格納容器内圧力（D/W）①格納容器内圧力（S/C）①耐圧強化ベント系による冷却において，耐圧強化ベント系放射線モニタ，フィルタ装置水素濃度の監視が不可能となった場合には，ドライウェル雰囲気温度，サプレッション・チェンバ気体温度，格納容器内圧力（D/W），格納容器内圧力（S/C）により最終ヒートシンクが確保されていることを推定する。

残留熱除去系熱交換器入口温度
残留熱除去系熱交換器出口温度
残留熱除去系系統流量
原子炉補機冷却水系系統流量
残留熱除去系熱交換器入口冷却水
流量①原子炉圧力容器温度①ドライウェル雰囲気温度①サプレッション・チェンバ気体温度①サプレッション・チェンバ・プール水温度①残留熱除去系による冷却において，残留熱除去系熱交換器入口温度，残留熱除去系熱交換器出口温度，
残留熱除去系系統流量，原子炉補機冷却水系系統流量，残留熱除去系熱交換器入口冷却水流量の監視が不可能となった場合には，原子炉圧力容器温度，ドライウェル雰囲気温度，サプレッション・チェ
ンバ気体温度，サプレッション・チェンバ・プール水温度により最終ヒートシンクが確保されていることを推定する。

表 3.15-12
分類

格
納
容
器
バ
イ
パ
ス
の
監
視

3.15-50
水
源
の
確
認

原
の子
水炉
素建
濃屋
度内

主要パラメータ

代替パラメータによる主要パラメータの推定（5/6）

代替パラメータ

代替パラメータ推定方法

原子炉水位
原子炉水位（SA）
原子炉圧力
原子炉圧力（SA）①ドライウェル雰囲気温度①格納容器内圧力（D/W）①[エリア放射線モニタ]①原子炉水位，原子炉水位（SA），原子炉圧力，原子炉圧力（SA）の監視が不可能となった場合には，ドライウェル雰囲気温度，格納容器内圧力（D/W），エリア放射線モニタ（有効監視パラメータ）により格納容器バイパスの発生を推定する。

ドライウェル雰囲気温度
格納容器内圧力（D/W）①原子炉水位
①原子炉水位（SA）①原子炉圧力①原子炉圧力（SA）①[エリア放射線モニタ]①ドライウェル雰囲気温度，格納容器内圧力（D/W）の監視が不可能となった場合には，原子炉水位，
原子炉水位（SA），原子炉圧力，原子炉圧力（SA），エリア放射線モニタ（有効監視パラメータ）により格納容器バイパスの発生を推定する。

[エリア放射線モニタ]①原子炉水位
①原子炉水位（SA）①原子炉圧力①原子炉圧力（SA）①ドライウェル雰囲気温度①格納容器内圧力（D/W）①エリア放射線モニタ（有効監視パラメータ）の監視が不可能となった場合には，原子炉水位，原子炉
水位（SA），原子炉圧力，原子炉圧力（SA），ドライウェル雰囲気温度，格納容器内圧力（D/W）により格納容器バイパスの発生を推定する。

復水貯蔵槽水位（SA）①高圧代替注水系系統流量①復水補給水系流量（原子炉圧力容器）①原子炉隔離時冷却系系統流量①高圧炉心注水系系統流量①復水補給水系流量（原子炉格納容器）①復水貯蔵槽を水源とするポンプの注水量から，復水貯蔵槽水位（SA）を推定する。

サプレッション・チェンバ・プー
ル水位①復水補給水系流量（原子炉圧力容器）①復水補給水系流量（原子炉格納容器）①残留熱除去系系統流量②復水移送ポンプ吐出圧力②残留熱除去系ポンプ吐出圧力①サプレッション・チェンバ・プール水位の監視が不可能となった場合には，サプレッション・チェン
バ・プールを水源とする復水移送ポンプ，残留熱除去系ポンプの流量から復水移送ポンプ，残留熱除去系ポンプが正常に動作していることを把握することにより，水源であるサプレッション・チェン
バ・プール水位が確保されていることを推定する。
②サプレッション・チェンバ・プールを水源とする復水移送ポンプ，残留熱除去系ポンプの吐出圧力から復水移送ポンプ，残留熱除去系ポンプが正常に動作していることを把握することにより，水源であるサプレッション・チェンバ・プール水位が確保されていることを推定する。

原子炉建屋水素濃度①静的触媒式水素再結合器 動作監視装置①原子炉建屋水素濃度の監視が不可能となった場合には，静的触媒式水素再結合器 動作監視装置（静的触媒式水素再結合器入口/出口の差温度から水素濃度を推定）により推定する。

表 3.15-12
分類

原
の子
酸炉
素格
納
濃容
度
器
内

3.15-51

使
用
済
燃
料
プ
ー
ル
の
監
視

主要パラメータ

代替パラメータによる主要パラメータの推定（6/6）

代替パラメータ

代替パラメータ推定方法

格納容器内酸素濃度①格納容器内雰囲気放射線レベル（D/W）①格納容器内雰囲気放射線レベル（S/C）①格納容器内圧力（D/W）①格納容器内圧力（S/C）①格納容器内酸素濃度の監視が不可能となった場合には，格納容器内雰囲気放射線レベル（D/W）又は格納容器内雰囲気放射線レベル（S/C）にて炉心損傷を判断した後，初期酸素濃度と保守的なＧ値を入力とした評価結果（解析結果）により格納容器内酸素濃度を推定する。
①格納容器内圧力（D/W）又は格納容器内圧力（S/C）により，格納容器内圧力が正圧であることを確認することで，事故後の原子炉格納容器内への空気（酸素）の流入有無を把握し，水素燃焼の可能性を推定する。

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）①使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）①使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）②使用済燃料貯蔵プール監視カメラ①使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域）の監視が不可能となった場合には，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放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）にて使用済燃料
プールの水位及び温度を推定する。
②使用済燃料貯蔵プール監視カメラにより，使用済燃料プールの状態を監視する。

使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）①使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域） ①使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）の監視が不可能となった場合には，使用済燃料貯蔵プール水①使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レン位・温度（SA 広域），使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）にて使用済燃料プ
ジ・低レンジ）ールの状態を判断した後，使用済燃料プールの水位及び温度を推定する。
②使用済燃料貯蔵プール監視カメラ②使用済燃料貯蔵プール監視カメラにより，使用済燃料プールの状態を監視する。

使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）①使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域） ①使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）の監視が不可能となった場合には，使用①使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）
済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域），使用済燃料貯蔵プール水位・温度(SA)にて水位を計測した②使用済燃料貯蔵プール監視カメラ
後，水位と放射線率の関係から放射線量を推定する。
②使用済燃料貯蔵プール監視カメラにより，使用済燃料プールの状態を監視する。

使用済燃料貯蔵プール監視カメラ①使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA 広域） ①使用済燃料貯蔵プール監視カメラの監視が不可能となった場合には，使用済燃料貯蔵プール水位・温①使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA）
度（SA 広域），使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA），使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レ①使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ（高レンンジ・低レンジ）にて，使用済燃料プールの状態を推定する。
ジ・低レンジ）＊代替パラメータの番号は優先順位を示す。
＊[ ］は有効監視パラメータを示す。

原子炉施設等の状態を監視する
パラメータ

ＮＯ

当該重大事故等に対処するために各技術的能力等に用いられるパラメータか※１※１ 当該重大事故等に対処するために各技術的能力等に用いられる，以下に示すパラメータ・技術的能力に係る審査基準 1.1～1.15（設置許可基準規則 44～58 条）の手順着手の判断基準及び操作
手順に用いられるパラメータ。
・有効性評価の監視項目に係るパラメータ

ＹＥＳ

・各技術的能力等で使用する設備（重大事故等対処設備を含む）の運転・動作状態を表示する設備（ラ抽出パラメータ

対象外 ※3

ンプ表示灯等）についてはパラメータとしては抽出しない※２ 重要監視パラメータは，重要代替監視パラメータ（当該パラメータ以外の重要監視パラメータ等）もしくは有効監視パラメータによる推定手段を整備する。
※３ 重大事故等対処設備の運転・動作状態を表示する設備（ランプ表示灯等）については，各条文の設置

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把握することが必要な発電用原子炉施設の状態を直接監視するパラメータか許可基準規則第 43 条への適合状況のうち，(2)操作の確実性（設置許可基準規則第 43 条第 1 項二）ＮＯにて，適合性を整理する。

補助パラメータ

ＹＥＳ

電源設備の受電状態，重大事故等対処設備の運転状態及主要パラメータ

3.15-52

びその他の設備の運転状態により原子炉施設の状態を補助的に監視するパラメータＮＯ

主要パラメータは耐震性，耐環境性のある計器で確認できるか

重大事故等対処設備としての要求事項を満たさないパラメータ

ＹＥＳ

当該パラメータに耐震性、耐環境性のある計測機器で確認できる代替パ
ラメータがあるか

当該パラメータの代替パラメータ

ＮＯ

ＹＥＳ

当該パラメータ
主要パラメータまたは
主要パラメータ

重要監視パラメータ

代替パラメータ※２

重大事故等対処設備としての要求事項を満たした
計器を少なくとも１つ以上有するパラメータ

代替パラメータ

重要代替監視パラメータ

有効監視パラメータ

主要パラメータの代替パラメータを計測する計器が重大事
故等対処設備としての要求事項を満たした計器を少なくとも１つ以上有するパラメータ

自主対策設備の計器でのみ計測されるが，計測することが困難となった場合にその代替パラメータが重大事故等対処設備としての要求事項を満たした計器で計測されるパラメータ

図 3.15-3

重大事故等時に必要なパラメータの選定フロー

仕様変更等の実施
主要パラメータを計測する計器は重大事故等対処設備としての要求事項を満たした計器へ変更
ただし，目視等により容易に確認できる場合を除く

図 3.15-4

主要設備

3.15-5340も同様の設計地下式FCVSの計装設備

35

39

38

フィルタベント系 (FCVS)

格納容器

37

水素再結合器

静的触媒式

原
子
炉
隔
離
時
冷
却
系
Ｒ
Ｃ
Ｉ
Ｃ

⑨

概略系統図（1/3）
③

高
Ｈ圧
Ｐ炉
Ｃ
Ｆ心
注
Ｃ水
系

RHR(B) HPCF(C)ポンプ ポンプ

高
Ｈ圧
Ｐ炉
Ｃ
Ｆ心
注
Ｂ水
系

HPCF(B)
ポンプ

(

③
①
熱交換器

⑥

RCW(A)
より

容器(RPV)

原子炉圧力(

代替循環冷却系

RCW(B)へ

熱交換器⑥

RCW(B)より

)

⑭

残
留
熱
除
去
系
Ｒ
Ｈ
Ｒ
Ｂ

⑮

サプレッション・
チェンバ(S/C)

格納容器
スプレイヘッダ

ドライウェル(D/W)

原子炉格納容器(RCCV)(RCW(A)へ②③

RHR(A)
ポンプ

42
使用済

④

燃料プール

43

残
留
② 熱
RHR(C)
除ポンプ
去RCW(C)へ 系
熱交換器
Ｒ
Ｈ
①
Ｒ
⑥
Ｃ
RCW(C)より

⑮

⑮

⑮

44

45
46

残
留
熱
除
去
系
Ｒ
Ｈ
Ｒ
Ａ

④

⑫

RHR(B)へ⑪

HPAC RCIC
より より

給復水系
より

⑯

⑯

⑮

46 使用済燃料貯蔵プール監視カメラ用空冷装置

45 使用済燃料貯蔵プール監視カメラ

44 使用済燃料貯蔵プール放射線モニタ

43 使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA)42 使用済燃料貯蔵プール水位・温度（SA広域）

(

①

②

④

⑮

⑧

不活性ガス
系へ

⑧

(

高
圧
代
替
注
水
系
Ｈ
Ｐ
Ａ
Ｃ

HPAC
ポンプ

⑩

給復水系へ

RCIC
ポンプ

給復水系へ

S/Cより

不活性ガス系⑪⑫

復水補給水系(MUWC)より

38 36

41 耐圧強化ベント系⑯ (PAR)⑯⑮

原子炉建屋(R/B)

㉟フィルタ装置水位㊱フィルタ装置入口圧力㊲フィルタ装置出口放射線モニタ㊳フィルタ装置水素濃度㊴フィルタ装置金属フィルタ差圧㊵フィルタ装置スクラバ水pH㊶耐圧強化ベント系放射線モニタ

(

(
)
)

)

)

)

)

⑦

⑬

⑬

MUWCポンプ

(CSP)

貯蔵槽

復水

⑬

復水補給水系(MUWC)(Rw/B)

廃棄物処理建屋

Ｒ
Ｈ
Ｒ
熱
交
換
器
へ

熱交換器

RSW
ポンプ

原子炉補機冷却海水系(RSW)(A)(B)(C)

海
水
熱
交
換
器
区
域

⑤

(A)/(B)/(C)系

海

可搬型大容量送水ポンプ(A)/(B)系

熱交換器ユニット

RHR熱交換器より

RCW
ポンプ

代替原子炉補機冷却系

原子炉補機冷却水系(RCW)(A)(B)(C)

タービン建屋(T/B)①残留熱除去系熱交換器入口温度②残留熱除去系熱交換器出口温度③残留熱除去系ポンプ吐出圧力④残留熱除去系系統流量⑤原子炉補機冷却水系系統流量⑥残留熱除去系熱交換器入口冷却水流量⑦復水貯蔵槽水位（SA）⑧高圧炉心注水系系統流量⑨原子炉隔離時冷却系系統流量⑩高圧代替注水系系統流量⑪復水補給水系流量（原子炉圧力容器）⑫復水補給水系流量（原子炉格納容器）⑬復水移送ポンプ吐出圧力⑭復水補給水系温度（代替循環冷却）⑮原子炉建屋水素濃度⑯静的触媒式水素再結合器 動作監視装置

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）」

図 3.15-5

主要設備

概略系統図（2/3）

3.15-54

㉙

㉛

㉕

㉝

㉜

㉔
㉔
㉔

㉓

⑳

サプレッション・
チェンバ(S/C)

ドライウェル(D/W)

⑱⑱
⑳⑳

㉒

⑰

㉞

㉘
㉘
㉘

㉒

⑳㉑

⑱⑲

原子炉圧力容器(RPV)

原子炉格納容器(RCCV)

⑳㉑

㉚

㉚

㉝

㉜

㉗

㉖

㉙

㉛

⑰原子炉圧力容器温度⑱原子炉圧力⑲原子炉圧力（SA）⑳原子炉水位
㉑原子炉水位（SA）㉒ドライウェル雰囲気温度㉓サプレッション・チェンバ気体温度㉔サプレッション・チェンバ・プール水温度㉕格納容器内圧力（D/W）
㉖格納容器内圧力（S/C）
㉗サプレッション・チェンバ・プール水位㉘格納容器下部水位㉙格納容器内水素濃度㉚格納容器内水素濃度（SA）㉛格納容器内酸素濃度㉜格納容器内雰囲気放射線レベル（D/W）
㉝格納容器内雰囲気放射線レベル（S/C）
㉞起動領域モニタ
平均出力領域モニタ

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）」

図 3.15-6

主要設備

概略系統図(3/3)

3.15-55

衛星電話設備（常設）※:７号炉も同様

携帯型音声
呼出電話機

携帯型音声
呼出電話機

安全パラメータ表示システム(SPDS)

必要な情報を把握できる設備

データ
伝送装置

無線連絡設備（常設）

中央制御室等制御盤

携帯型音声呼出電話設備

中央制御室

６号炉
コントロール建屋※

無線連絡設備（可搬型）

衛星系回線 無線系回線

衛星電話設備
（可搬型）

無線系回線

無線連絡設備（常設）

無線系回線

無線連絡設備（常設）

無線系回線

データ伝送設備

緊急時対策支援システム伝送装置

SPDS
表示装置

衛星電話設備（常設）

衛星系回線

データ伝送設備

緊急時対策支援システム伝送装置

SPDS
表示装置

衛星電話設備（常設）

衛星系回線

ＩＰ－ＦＡＸ

光ファイバ
通信伝送装置

衛星無線
通信装置

ＩＰ－ＦＡＸ
テレビ会議システム

ＩＰ－電話機統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備

光ファイバ
通信伝送装置

衛星無線
通信装置

５号炉原子炉建屋内緊急時対策所(a)

テレビ会議システム

ＩＰ－電話機統合原子力防災ネットワークを用いた通信連絡設備

免震重要棟内緊急時対策所

(a)

衛星系回線

衛星系回線

統
（ネ合
有ッ原
線ト子
系ワ力
）ー防
ク災

統
（ネ合
衛ッ原
星ト子
系ワ力
）ー防
ク災

発電所内 発電所外

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）」

本資料のうち，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。

KK67-0029 改18

柏崎刈羽原子力発電所 6号及び7号炉
別添資料－１

原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備（格納容器圧力逃がし装置）について

平成28年1月
東京電力株式会社

＜目次＞
1． 概要 .............................................................. 1
1.1
設置目的 ...................................................... 11.2
設備構成の概略 ................................................ 21.2.1
機器配置 .................................................. 21.2.2
系統概要図 ................................................ 61.3
設備性能の概略 ................................................ 91.3.1
設備の使用方法の概略 ...................................... 91.3.2
放射性物質除去性能の概略 .................................. 92． 設計方針 ......................................................... 10
2.1
設計条件 ..................................................... 102.2
格納容器圧力逃がし装置（原子炉格納容器フィルタベント系） ..... 122.2.1
フィルタ装置本体，よう素フィルタ本体構造 ................. 122.2.1.1
容器 ................................................... 14
2.2.1.2
内部構造物 ............................................. 19
2.2.1.3
スクラバ水 ............................................. 25
2.2.2
格納容器圧力逃がし装置系統構成 ........................... 25
2.2.2.1
主配管 ................................................. 27
2.2.2.2
主要弁等 ............................................... 342.3
附帯設備 ..................................................... 39
2.3.1
格納容器圧力逃がし装置電源設備 ........................... 39
2.3.1.1
概要 ................................................... 39
2.3.1.2
電源供給負荷 ........................................... 39
2.3.1.3
単線結線図 ............................................. 41
2.3.1.4
電源設備の多重性又は多様性及び独立性 ................... 44
2.3.2
格納容器圧力逃がし装置計測制御設備 ....................... 47
2.3.2.1
概要 ................................................... 47
2.3.2.2
計測設備の目的 ......................................... 47
2.3.2.3
計測設備の仕様について ................................. 52
2.3.2.4
格納容器圧力逃がし装置の計測設備の多重性又は多様性について
ああああ ......................................................... 56
2.3.3
格納容器圧力逃がし装置給水設備 ........................... 58
2.3.3.1
機能 ................................................... 58
2.3.3.2
設備構成及び仕様 ....................................... 58
2.3.4
格納容器圧力逃がし装置ドレン設備 ......................... 60
2.3.4.1
機能 ................................................... 60
2.3.4.2
設備構成及び仕様 ....................................... 60
2.3.5
格納容器圧力逃がし装置窒素パージ設備 ..................... 69-目次 1-

2.3.5.1
機能 ................................................... 69
2.3.5.2
設備構成及び仕様 ....................................... 69
3．格納容器圧力逃がし装置による放射性物質除去性能 .................... 753.1
放射性物質の除去原理 ......................................... 753.1.1
粒子状放射性物質の除去原理 ............................... 75
3.1.1.1
水スクラバによる除去 ................................... 75
3.1.1.2
金属フィルタによる除去 ................................. 77
3.1.2
ガス状放射性物質の除去原理 ............................... 78
3.1.2.1
格納容器圧力逃がし装置へ流入するガス状放射性物質量の低減 78
3.1.2.2
格納容器圧力逃がし装置での除去 ......................... 79
3.2
性能検証 ..................................................... 81
3.2.1
性能検証試験の概要 ....................................... 81
3.2.1.1
試験設備の概要 ......................................... 81
3.2.1.2
試験条件とその設定根拠 ................................. 853.2.2
放射性物質の除去性能 ..................................... 91
3.2.2.1
格納容器圧力逃がし装置に流入する放射性物質 ............. 91
3.2.2.1.1 粒子状放射性物質（エアロゾル） ........................ 91
3.2.2.1.2 よう素 ............................................... 122
3.2.2.2
事故時のフィルタ装置のパラメータ変化 .................. 124
3.2.2.3
除去性能試験結果 ...................................... 131
3.2.2.3.1
エアロゾル除去性能試験 .............................. 131
3.2.2.3.2
無機よう素除去性能試験 .............................. 133
3.2.2.3.3
有機よう素除去性能試験 .............................. 135
3.2.2.3.3.1
吸着材による除去性能試験結果 ...................... 135
4． 格納容器圧力逃がし装置の設備操作と操作性 ........................ 139
4.1
格納容器圧力逃がし装置の設備操作 ............................ 139
4.1.1
格納容器ベント操作について .............................. 139
4.1.2
中央制御室及び現場での操作内容 .......................... 141
4.1.3
中央制御室及び現場でのパラメータ監視 .................... 159
4.2
格納容器圧力逃がし装置の操作性 .............................. 166
4.2.1
ベント弁操作エリア ...................................... 166
4.2.1.1
ベント時の被ばく評価（線量分布） ...................... 166
4.2.1.2
ベント後の被ばく評価（線量分布） ...................... 166
4.2.2
フィルタ装置遮へい壁周辺 ................................ 166
4.2.2.1
ベント時の被ばく評価（線量分布） ...................... 166
4.2.2.2
ベント後の被ばく評価（線量分布） ...................... 166
4.2.2.3
自然現象による操作性への影響 .......................... 167
4.3
水素燃焼防止に関する設備操作 ................................ 168-目次 2-

5． 設備の維持管理 .................................................. 176
5.1
点検方法 .................................................... 176
5.2
試験方法 .................................................... 181
6.
規制基準への適合性 ............................................. 185
6.1
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への適合 .................................................... 185
6.1.1
第 38 条（重大事故等対処施設の地盤） ..................... 185
6.1.2
第 39 条（地震による損傷の防止） ......................... 186
6.1.3
第 40 条（津波による損傷の防止） ......................... 186
6.1.4
第 41 条（火災による損傷の防止） ......................... 187
6.1.5
第 43 条（重大事故等対処設備） ........................... 189
6.1.6
第 48 条（最終ヒートシンクに熱を輸送するための設備） ..... 193
6.1.7
第 50 条（原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備） . 194
6.1.8
第 52 条（水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備）あああああああ .............................................. 200
7.
原子炉格納容器圧力逃がし装置の設計基準事象に対する耐性 ......... 201
7.1
地震，津波以外の自然現象 .................................... 201
7.1.1
風（台風） .............................................. 201
7.1.2
竜巻 .................................................... 202
7.1.3
積雪 .................................................... 212
7.1.4
低温 .................................................... 215
7.1.5
落雷 .................................................... 216
7.1.6
火山 .................................................... 218
7.1.7
降水 .................................................... 221
7.1.8
生物学的事象 ............................................ 221
7.1.9
地滑り .................................................. 222
7.2
その他事象 .................................................. 223
7.2.1
外部火災 ................................................ 223
7.2.2
内部火災 ................................................ 228
7.2.3
内部溢水 ................................................ 228
7.2.4
航空機墜落（偶発的事象） ................................ 230
7.2.5
船舶の衝突 .............................................. 231
7.2.6
電磁的障害 .............................................. 231
8.
原子炉格納容器圧力逃がし装置の意図的な航空機衝突事象に対する耐性 232
8.1
航空機衝突（意図的事象） .................................... 232
別紙１ 格納容器圧力逃がし装置の計測設備の網羅性について ............ 235
別紙２
別紙３

格納容器圧力逃がし装置 計測設備の概略構成図 ................ 242
放射線検出器の計測上限及び放射性物質濃度算定の考え方 ........ 252-目次 3-

別紙４
別紙５
別紙６
別紙７
別紙８
別紙９
別紙 10
別紙 11
別紙 12
別紙 13
別紙 14
別紙 15
別紙 16

フィルタ装置水素濃度計の計測時間遅れについて ................ 254
エアロゾル計測装置の計測原理 ................................ 257
除去性能試験について ........................................ 269
格納容器圧力逃がし装置系統内における可燃性ガスの燃焼について 299
ベント方法及び放出位置を変更することによる公衆被ばくへの影響 301
設備の維持管理についての補足事項 ............................ 311
弁の操作方法について ....................................... 313
格納容器圧力逃がし装置の劣化要因と対策について ............. 323
金属フィルタの液滴除去性能について ......................... 324
フィルタ装置からの放射性物質の再浮遊について ............... 328
水スクラバにて考慮する荷重と評価結果 ....................... 337
よう素フィルタからの放射性物質の再浮遊について ............. 343
格納容器圧力逃がし装置の弁選定の考え方 ..................... 347

別紙 17 格納容器圧力逃がし装置と他系統との隔離 ..................... 352
別紙 18 圧損計算の詳細 .............................................. 354
別紙 19 格納容器圧力逃がし装置と他系統との隔離について ............. 358
別紙 20 配管内面への放射性物質付着量の考え方について ............... 370
別紙 21 配管内面に付着した放射性物質による発熱の影響について ....... 374
別紙 22 スクラバノズルのエロージョンについて ....................... 379
別紙 23 格納容器圧力逃がし装置からの漏えい対策について ............. 381
別紙 24 スクラバ水の pH 調整方法について ............................ 387
別紙 25 窒素ガスパージ対する考え方について ......................... 389
別紙 26 ドレン移送ライン使用時における格納容器内へ空気流入影響につい 396
ああて .............................................................. 396
別紙 27 スクラバ水の設定について ................................... 397
別紙 28 6 号炉と７号炉で放射線モニタ設置位置が異なることに対する考え方ああああ .............................................................. 408
別紙 29 よう素捕捉時の化学反応による影響について ................... 409
別紙 30 フィルタ装置の長期使用時の影響について ..................... 412
別紙 31 地震による損傷の防止に関する耐震設計方針の説明 ............. 428
別紙 32 空気作動弁に対する人力操作の成立性について ................. 430
別紙 33 格納容器ベント実施に伴う現場作業の線量影響について ......... 436
別紙 34 スクラバ水スロッシングの影響について ....................... 455
別紙 35 格納容器圧力逃がし装置の材料選定に係る技術的根拠 ........... 456
別紙 36 フィルタ装置の性能維持の確認について ....................... 460
別紙 37 圧力開放板の凍結による影響について ......................... 461
別紙 38
別紙 39

高温使用時におけるフィルタベント系統からの漏えいがないこと . 464
格納容器圧力逃がし装置使用後の保管管理 ..................... 467-目次 4-

別紙 40
別紙 41
別紙 42
別紙 43
別紙 44

よう素フィルタ部に発生する偏流について ..................... 468
格納容器ｐH 制御による格納容器への影響の確認について ........ 478
よう素フィルタの初期過渡性能及び有機よう素許容吸着量について 484
格納容器からの取り出し位置について ......................... 489
代替格納容器圧力逃がし装置の給気配管タイラインについての検討 492

枠内：今回ご提出資料-目次 5-

4． 格納容器圧力逃がし装置の設備操作と操作性
4.1

格納容器圧力逃がし装置の設備操作

4.1.1 格納容器ベント操作について
格納容器ベントの操作は，格納容器圧力を継続監視することにより，ベント実施タイミングを予測することが可能であり，格納容器ベントが必要になった場合（格納容器最高使用圧力到達時《炉心損傷前 ※1》，格納容器限界圧力
到達前《炉心損傷後 ※1》，格納容器からの異常な漏洩発生時）※2 に，事故時対応手順書に定めた運転操作手順として当直副長が格納容器ベント判断を実施する。これは予め要領等に記載された運転操作手順の範囲内において，発電所対策本部長から当直副長に実施権限が委譲されているためである。
重大事故等時に，格納容器設計漏洩率を超える漏洩が発生した場合，重大事故時燃料貯蔵プールエリア放射線モニタ ※3 により漏洩を認知することができる。また，炉心損傷後であるため，格納容器内の水素ガスが漏洩していることを，原子炉区域運転階上部の水素ガス濃度計により認知することができる。さらに，静的触媒式水素再結合器（PAR）の出入口温度を監視することにより，実際に水素の再結合処理が行われていることを確認することができる。
※1

ここでの「炉心損傷前後」は，格納容器内放射線量率が設計基準事故の 10 倍または原子炉
圧力容器表面温度「300℃」を判断基準としている。

※2

格納容器圧力計により計測できない場合は格納容器温度計により飽和温度／圧力の関係を利用して推定することができる。重大事故等時に監視可能な格納容器温度計 を「上部ドライウェル」「下部ドライウェル」「サプレッション・チェンバ（空間部）」 の 3 ヶ所に設置している。なお、上記３エリアには他にも約 50 ヶの温度計があり，測定可能であれば監視することができる。

※3

設計基準設備である原子炉区域エリア放射線モニタ，燃料取替エリア排気放射線モニタ，
原子炉建屋換気系排気放射線モニタ等でも格納容器からの漏洩を認知することが可能である。

これらにより，格納容器からの異常な漏洩を認知した場合は，速やかに格納容器スプレイによる減圧操作を開始し，格納容器ベントを実施することにより格納容器からの漏洩の影響を抑制する。
なお，格納容器からの異常な漏洩による格納容器ベント実施について，事
故時運転操作手順へ記載する方針である。操作概要について第 4.1.1－1 図に示す。
格納容器ベント操作は，格納容器圧力による格納容器ベント判断，または格納容器からの漏洩による格納容器ベント判断により実施する方針であり，放射性物質は可能な限り格納容器内に閉じ込めることを基本とする。代替設
備による除熱，故障設備の復旧に努めるが，格納容器限界圧力に到達する可能性のある場合は，格納容器の破損により公衆への影響が過大にならないこ-139-

とを目的として格納容器ベントにより放射性物質を放出する。格納容器ベン
トは最終ヒートシンクへの熱移動として使用するため，格納容器除熱機能等が回復されるまで継続するべきであり，格納容器圧力制御のために格納容器
ベントを停止／再開する操作は実施しない。
また，希ガスについては，格納容器圧力逃がし装置等で除去できないことから，格納容器内にできるだけ長くとどめ，放射能量を可能な限り時間減衰させることが，環境中への希ガスの放出量を低減させるための有効な対策である。
そのため，格納容器圧力の上昇を抑制し，格納容器ベントの実施に至るまでの時間をできるだけ延ばすために，格納容器スプレイの実施や水源への補給の対策を講じている。有効性評価で想定している格納容器スプレイが実施
できない場合においても，可搬型注水ポンプによる格納容器スプレイや，異なる残留熱除去系のラインを利用した格納容器スプレイ，原子炉への注水継続により破断口からの流出による冷却，格納容器頂部注水による冷却等を試
みる。

-140-

事故発生

原子炉への注水流量不足により炉心損傷に至ることを以下の計器により確認する。
・格納容器内雰囲気放射線モニタ
・原子炉圧力容器表面温度

炉心損傷確認
炉心損傷後にジルコニウム－水反応による水素ガス発
生を以下の計器により確認する。
・格納容器内水素濃度

格納容器内水素濃度上昇確認
格納容器圧力上昇に伴い原子炉建屋への漏えいを以下の計器により確認する。
・原子炉建屋水素濃度（原子炉建屋オペレーティングフロアの天井付近の水素濃度及び原子炉建屋オペレーティング
フロア以外のエリアの水素濃度）
・PAR 出入口温度（静的触媒式水素再結合器動作監視装置）
・原子炉建屋内各種放射線モニタ

原子炉建屋への漏えい確認

原子炉建屋水素濃度「【3vol％以上】」（原子炉建屋オペレーティングフロアの天井付近の水素濃度）
and
PAR 出入口温度差「【100℃以上】」

格納容器からの異常な漏えいによる格納容器ベント実施

第 4.1.1－1 図

格納容器の設計漏えい率を超えて水素濃度が上昇していること、および PAR による水素処理が確実に行われていることを PAR 出入口温度差により確認し、格納容器からの異常な漏えいによる格納容器ベント判断を実施する。

格納容器からの異常な漏洩による格納容器ベント操作概要

4.1.2 中央制御室及び現場での操作内容【格納容器圧力逃がし装置】
格納容器圧力逃がし装置による格納容器の破損防止が必要になった場合，
中央制御室操作または現場操作により格納容器ベント操作を実施することができる。通常は，中央制御室からの遠隔操作により実施するが，それができない場合は現場操作により実施することができる。
格納容器ベント操作が必要な状況になった際に速やかに操作ができるように，事前から重要なパラメータ（格納容器圧力，格納容器温度，サプレッション・チェンバ水位，フィルタ装置水位，フィルタ装置出入口圧力）を重大事故等時に使用可能な計器により監視し，その他必要な操作を実施する。
a. 格納容器ベント操作前準備
格納容器圧力が，格納容器ベント操作が必要になる圧力に到達する前に-141-

準備操作を完了させる必要があるため，格納容器圧力を継続監視し，その傾向から到達する時間を予測し準備操作を開始する。
なお，設備の故障等により，現場で操作する場合は，操作に必要な時間が記載されている手順書を使用し，格納容器ベント操作が必要になる圧力に到達する前に，格納容器ベント準備操作が終了するように対応している。
(a) 格納容器圧力逃がし装置使用前確認
格納容器圧力逃がし装置の使用前に，設備に異常のないことを確認する。確認する項目は以下のとおり。
・ 計測制御電源：電源が受電され，パラメータが監視可能であること。
・ 駆動電源：格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント時に使用する電動弁，電動機の電源が供給されていること。
・ フィルタ装置水位：通常水位付近にあること。
・ フィルタ装置出入口圧力：封入した窒素圧力以上にあること。
なお，フィルタ装置の水質確認については，急激な水質変化が考えられないためフィルタ装置水位の確認により代用する。
(b) 格納容器ベントラインにつながる系統の隔離操作
格納容器ベントラインにつながる系統の隔離操作は，非常用ガス処理
系，換気空調系及び耐圧強化ベント系との隔離弁の閉操作または閉確認を実施することである。本操作は，中央制御室からの遠隔操作を基本とする。制御電源・駆動源が喪失した場合，現場において閉状態の確認及び閉操作を実施する。
なお，非常用ガス処理系及び換気空調系とつながる系統の隔離操作については，空気駆動弁下流に通常時「閉」の弁を設置する計画である。
この弁は，通常運転中に格納容器の圧力調整を実施する場合，一時的に開ける必要があるが，その場合は開操作を実施する操作員が近傍にいるため，異常時は速やかに閉めることが可能である。
(c) 格納容器ベントライン隔離弁の一部開操作
格納容器ベントライン隔離弁の一部開操作は，当直副長からの格納容器ベント実施指示を受けて，一つの隔離弁を操作するだけで格納容器ベントが開始できるように，他の隔離弁を事前に開操作することである。
この操作は，炉心損傷前ベントと炉心損傷後ベントで操作する弁が異なる。
炉心損傷前ベントの場合は，原子炉格納容器一次隔離弁及びフィルタ装置入口弁を準備操作として開操作及び開確認し，原子炉格納容器二次
隔離弁を最後に開操作する。これは，格納容器ベント中に隔離する機能を維持するためである。
炉心損傷後ベントの場合は，原子炉格納容器二次隔離弁及びフィルタ-142-

装置入口弁を準備操作として開操作及び開確認し，原子炉格納容器一次
隔離弁を最後に開操作する。これは，格納容器バウンダリを最小にする
ためと原子炉格納容器一次隔離弁の開を維持するためである 。
炉心損傷前ベントでは，原子炉格納容器一次隔離弁（サプレッション・
チェンバ側）{T31-AO-F022}または原子炉格納容器一次隔離弁（ドライウェ ル 側 ） {T31-AO-F019} の 全 開 操 作 及 び フ ィ ル タ 装 置 入 口 弁 {T61-AOF001}の全開確認を実施する。
炉心損傷後ベントの場合は，原子炉格納容器二次隔離弁{T31-MO-F070}の調整開操作 ※1 及びフィルタ装置入口弁{T61-AO-F001}の全開確認を実施する。なお，原子炉格納容器二次隔離弁には手動駆動のバイパス弁を設置する計画である。
本操作は中央制御室からの遠隔操作を基本とするが，設備の故障等により通常の操作ができない場合は，それぞれの操作弁について下記の操作手法がある。
原子炉格納容器一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側／ドライウ
ェル側）{T31-AO-F022/F019}の空気駆動源が喪失した場合は，ベント弁操作用空気供給電動駆動弁{6 号炉：T31-MO-F047/F045（7 号炉：T31-MOF092/F082）}を中央制御室からの遠隔操作または現場での電動駆動弁手
動操作により「全開」し，専用ボンベから圧縮空気を供給し，中央制御室から遠隔操作する。また，制御電源が喪失した場合は，電磁弁の排気側を加圧することにより当該弁を操作する，または弁本体を二次格納施
設外からエクステンションにより操作する。電磁弁の排気側を加圧する
操作は，排気ライン弁｛6 号炉:T31-F802/F803（ 7 号炉：T31－F779/F778）｝
を「全閉」，ベント弁操作用空気供給電動駆動弁{6 号炉：T31-MO-F047/F045（7 号炉：T31-MO-F092/F082）}を「全開」し，空気供給弁｛6 号炉：T31F062/F061（7 号炉：T31-F099/F098）｝を「全開」することにより，専用ボンベから圧縮空気が電磁弁の排気ラインへ供給され当該弁を操作することができる。この操作は「約 15 分（実操作時間約 5 分＋移動時間 10分）」※2 で実施可能であり，エクステンションによる人力操作の場合は「約30 分（実操作時間約 20 分＋移動時間 10 分）」 ※2 で実施可能と考える。
原子炉格納容器二次隔離弁{T31-MO-F070}の駆動電源が喪失した場合
は，駆動部に設置されたエクステンションにより二次格納施設の外から操作する。この操作は「約 25 分（実操作時間約 15 分＋移動時間 10 分）」※２で実施可能である。原子炉格納容器二次隔離弁が操作不能の場合は，手動駆動の原子炉格納容器二次隔離弁バイパス弁をエクステンションにより二次格納施設の外から操作する。この操作は「約 25 分（実操作時間
約 15 分＋移動時間 10 分）」 ※２ で実施可能である。

-143-

炉心損傷前後ベント準備の隔離弁操作対象弁を第 4.1.2－1 表に記す。
設備の故障による操作方法を，第 4.1.2－2 表（6 号炉），第 4.1.2－3
表（7 号炉）に整理する。
第 4.1.2－1 表
操作対象弁

炉
心
損
傷
前

隔離弁操作対象一覧（ベント準備）

操作場所

操作（駆動）方法

操作時間

中央制御室

操作スイッチ

約1分

原子炉格納容専用ボンベ

器一次隔離弁（空気駆動弁）約 15 分 ※2（実操作時間約 5 分＋移動時間 10 分）

二次格納施設外
エクステンション

約 30 分 ※2（実操作時間約 20 分＋移動時間 10 分）

原子炉格納容中央制御室

操作スイッチ

二次格納施設外

エクステンション

器二次隔離弁炉
心損
傷
後（電動駆動弁）約1分
約 25 分 ※2（実操作時間約 15 分＋移動時間 10 分）

原子炉格納容器二次隔離弁
バイパス弁

二次格納施設外

エクステンション

約 25 分 ※2（実操作時間約 15 分＋移動時間 10 分）（手動駆動弁）※1

原子炉格納容器二次隔離弁はベント流量調節弁になるため「50％開」とする。

※2

最短の時間であり，手順・評価時は余裕を含めた時間を設定する。

(d) フィルタ装置ドレン移送ポンプ水張り
格納容器ベント中に想定されるフィルタ装置水位調整準備として，乾燥状態で保管されているドレン移送ポンプへ水張りを実施する。ドレン
移送ポンプの水張りは，手動弁{T61-F502A/B}を「全開」，手動弁{T61F501}を「開」し，フィルタ装置の水頭圧によりドレン移送ポンプ水張りを実施する。
水張り完了の確認は，ドレン移送ポンプの空気抜き弁により確認する。
この操作は，「約１時間」程度で操作可能であると考えている。
ドレン移送ポンプ水張り完了後は，手動弁{T61-F501,F502A/B,F209}
を「全閉」する。
また，ドレン移送ポンプの水張りに合わせて，フィルタ装置排水ラインの健全性を圧力計により確認する。
ドレン移送ポンプの水張り操作は，屋外での操作になる。格納容器ベ
ント操作前であるため作業エリアの環境による作業性への影響はない。

-144-

また，可搬設備は使用しないためアクセス性に影響はない。
(e) 中央制御室待避所設営
炉心損傷後の格納容器ベント操作前に準備操作として，中央制御室待避所への資機材搬入・待避所での監視装置の設営・中央制御室換気空調
系の隔離操作・待避所の加圧操作等を実施する。
(f) 緊急時対策所待避所設営
炉心損傷後の格納容器ベント操作前に準備操作として，緊急時対策所
待避所への資機材搬入・待避所での監視装置の設営・緊急時対策所換気
空調系の隔離操作・待避所の加圧操作等を実施する。
(g) 格納容器圧力逃がし装置付帯設備（可搬）
格納容器圧力逃がし装置付帯設備（可搬）として「格納容器圧力逃がし装置給水設備」，「格納容器圧力逃がし装置窒素パージ設備」及び「フィルタ装置薬品注入設備」がある。格納容器ベント前準備としては以下のとおり。
・ 給水設備（消防車）
常時フィルタ装置は通常水位で維持されており，格納容器ベント
開始後は水蒸気の凝縮により水位は上昇傾向であるため，基本的に補給の必要性はないと考える。
フィルタ装置の水位が低下する要因として，フィルタ装置内で補足した放射性物質の放熱による蒸発量が水蒸気の凝縮量より大きくなる場合である。これは，格納容器ベント停止後，水蒸気の流入が減少した場合に起きやすく，格納容器ベント中は水蒸気の流入が継続するため起こり難い。そのため，消防車は格納容器ベント停止
前，または格納容器ベント長時間継続による水蒸気の流入が減少
し，フィルタ装置水位が低下傾向を示した場合に準備すればよく，
格納容器ベント前に準備する必要はない。
・ 窒素パージ設備（可搬型窒素供給装置）
可搬型窒素供給装置は，フィルタ装置排水後の排水ライン窒素ガ
スパージ時もしくは，格納容器ベント停止後の格納容器圧力逃がし装置窒素ガスパージ時及びパージ後の管理に使用する。
可搬型窒素供給装置は，事前に保管場所にて窒素ガス供給準備を実施しておくことにより，現場へ移動後にホースの接続及び接続口の隔離弁操作のみで窒素ガスを供給することができる。
これにより，フィルタ装置排水操作時または格納容器ベント停止の目途が立ってから準備をすればよく，格納容器ベント前に準備する必要はない。
・ 薬品注入設備
フィルタ装置内のスクラバ水の水質は，フィルタ装置水位が維持-145-

されていれば変化することはない。薬品注入設備が必要になるのは，フィルタ装置の排水によりスクラバ水の水質が低下した場合であり，排水操作に合わせて準備すればよく，格納容器ベント前に準備する必要はない。
b． 格納容器ベント開始操作
格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント操作は，当直副長の指示を受けて，炉心損傷前の場合は原子炉格納容器二次隔離弁{T31-MOF070}を中央制御室からの遠隔操作または，二次格納施設外からの人力操作により「調整開」とし，炉心損傷後の場合は原子炉格納容器一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側／ドライウェル側）{T31-AO-F022/F019}
を二次格納施設外からの人力操作により「全開」とし，格納容器ベントを実施する。
なお，原子炉格納容器二次隔離弁が操作不能の場合は，手動駆動の原子炉格納容器二次隔離弁バイパス弁をエクステンションにより二次格納施設の外から操作する。
格納容器からの異常な漏洩発生時における格納容器ベントは，サプレッション・チェンバ側からのベントを優先する。これは，公衆への影響が過大にならないことを目的としている。格納容器からの漏洩発生個所
がドライウェル側であっても，サプレッション・チェンバ側からのベントにより格納容器圧力を低下させることは可能であり，格納容器からの漏洩を抑制することが可能である。
格納容器ベント操作に必要な空気駆動弁及び電動駆動弁は，炉心損傷
前後において操作可能とする。
また，操作場所へのアクセスは複数のアクセスルートから選定することにより確保することができる。

-146-

①
②
③
④
⑤

原子炉格納容器一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）
フィルタ装置入口弁
原子炉格納容器二次隔離弁
原子炉格納容器一次隔離弁（ドライウェル側）
原子炉格納容器二次隔離弁バイパス弁

主排気筒
6号炉

RE

放射線モニタAO

原子炉区域・
タービン区域換気空調系排風機へ 〔Ｆ．Ｃ〕

圧力開放板
H2E

Ｎ2ベントライン

Ｆ７１２

MO

PT

圧力計

MO

AO

水素濃度計
PI

Ｆ０６８

原子炉区域よりパージ用排風機

非常用ガス処理系
排風機へ

圧力計

Ｆ０６０

MO

遠隔操作

②

AO
〔Ｆ．Ｏ〕

水素濃度計

Ｆ００１

原子炉区域運転階より

H2E

MO

・

オリフィス

原
子
炉
圧
力
容
器

Ｆ１０２
ド
レ
ン
タ
ン
ク

PT

水位計

遠隔操作

AO

〔Ｆ．Ｏ〕

AO

よう素
フィルタ

フィルタ
装置

DP

ボンベ

・

・

〔Ｆ．Ｃ〕

Ｎ2ベントライン

差圧計

AO

③

〔Ｆ．Ｏ〕

ドライウェル

圧力計

AO
〔Ｆ．Ｃ〕

Ｎ2供給ライン
圧力開放板

ボンベ

〔Ｆ．Ｃ〕

LT

遠隔操作

Ｆ０７０

遠隔操作

AO

④

遠隔操作
〔Ｆ．Ｃ〕

⑤

Ｆ０１９

Ｆ８０２

サプレッション・
チェンバ

原子炉建屋

①

遠隔操作

AO

〔Ｆ．Ｃ〕

Ｆ５０２Ａ

Ｆ０４５

Ｆ０６１

・

水位計

ボンベ
MO

LＳ

Ｆ８０３

ボンベ

Ｆ０６２

Ｆ０４７

Ｆ０２２
Ｆ５０１

MO

pH

MO

ｐＨ計

Ｆ５０２Ｂ

非常用ガス処理系
排風機より

ドレン
移送ポンプ

Ｆ０２０
FE

FE

流量計

Ｆ２１１
Ｆ２０９

MO
MO

MO

可燃性ガス濃度制御系
気水分離器より二次格納施設Ｆ２１０－：圧縮空気供給
Ｎ 供給ライン
原子炉建屋－：電磁弁排気側供給
2

Ｎ2供給ライン

第 4.1.2－1 図

第 4.1.2－2 表

6 号炉

6 号炉 格納容器ベント操作前準備
及び格納容器ベント操作概略図（格納容器圧力逃がし装置）

格納容器ベント操作（格納容器圧力逃がし装置）
対象弁操作方法
操作方法

操作対象弁

弁番号

駆動方式

通常状態

駆動源等喪
失時動作

①

原子炉格納容器
一次隔離弁（サプレッション・
チェンバ側 ）

T31-AO-F022

空気駆動弁

通常閉

Ｆ．Ｃ

②

フィルタ装置入口弁

T61-AO-F001

空気駆動弁

通常開

③

原子炉格納容器
二次隔離弁

T31-MO-F070

電動駆動弁

④

原子炉格納容器
一次隔離弁（ドライウェル側 ）T31-AO-F019⑤

原子炉格納容器
二次隔離弁
バイパス弁

弁番号未定

通常時

空気駆動源喪失時

空気駆動弁
制御電源喪失時

電動弁電源喪失
空気駆動源健全

空気駆動弁
制御電源健全専用ボンベ（現場）

エクステンション（現場）

空気駆動弁制御電源喪失

中操

専用ボンベ
（中操)

専用ボンベ
（現場）

エクステン
ション
（現場）

中操

専用ボンベ
（中操＆現場）

Ｆ．Ｏ

中操

専用ボンベ
（中操＆現場）

専用ボンベ
（現場）

エクステン
ション
（現場）

中操

専用ボンベ
（中操＆現場）

専用ボンベ
（現場）

エクステンション
（現場）

通常閉

Ｆ．Ａ．Ｉ

中操

中操

エクステンション（現場）

エクステンション（現場）

エクステンション（現場）

エクステンション
（現場）

空気駆動弁

通常閉

Ｆ．Ｃ

中操

専用ボンベ
（中操)

中操

専用ボンベ
（中操＆現場）

専用ボンベ
（現場）

エクステンション
（現場）

手動駆動弁

通常閉

－

エクステン
ション
（現場）

－

－

－

－

－

Ｆ．Ｃ

駆動源等喪失時「閉」

Ｆ．Ｏ
駆動源等喪失時「開」
Ｆ．Ａ．Ｉ 駆動源等喪失時「現状維持」

-147-

中操

専用ボンベ
（現場）

エクステン
ション
（現場）

－

現場 二次格納施設外（非管理区域）

①
②
③
④
⑤

原子炉格納容器一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）
フィルタ装置入口弁
原子炉格納容器二次隔離弁
原子炉格納容器一次隔離弁（ドライウェル側）
原子炉格納容器二次隔離弁バイパス弁

主排気筒

H2E

Ｎ2ベントライン

AO

原子炉区域・
タービン区域換気空調系排風機へ

圧力開放板

圧力計

〔Ｆ．Ｏ〕

水素濃度計

遠隔操作

②

AO
〔Ｆ．Ｃ〕

原子炉区域運転階より

Ｎ2供給ライン

遠隔操作

AO

〔Ｆ．Ｏ〕

MO

・
原
子
炉
圧
力
容
器

Ｎ2ベントライン

Ｆ１０２
ド
レ
ン
タ
ン
ク

PT

水位計

ボンベ

・

・

AO

よう素
フィルタ

フィルタ
装置

DP

AO

〔Ｆ．Ｃ〕

オリフィス

差圧計

Ｆ００１

③

〔Ｆ．Ｏ〕

ドライウェル

圧力計

Ｆ０６０

MO
AO

H2E

圧力開放板

ボンベ

〔Ｆ．Ｃ〕

非常用ガス処理系
排風機へ

RE

放射線モニタ

MO

Ｆ７１２

MO

PT

圧力計

7号炉

パージ用排風機
AO

水素濃度計
PI

Ｆ０６８

原子炉区域より
〔Ｆ．Ｃ〕

LT

遠隔操作

Ｆ０７０

遠隔操作

AO

④

遠隔操作

〔Ｆ．Ｃ〕

⑤

Ｆ０１９

Ｆ７７８

サプレッション・
チェンバ

原子炉建屋

①

Ｆ０８２

Ｆ０９８

・

水位計

ボンベ
MO

LＳ

遠隔操作

AO

Ｆ７７９

ボンベ

〔Ｆ．Ｃ〕

Ｆ５０２Ａ

Ｆ０２２
Ｆ５０１

MO

pH

Ｆ５０２Ｂ

ｐＨ計

Ｆ０２０
FE

流量計

Ｆ２０９

MO
MO

MO

可燃性ガス濃度制御系
気水分離器より二次格納施設Ｆ２１１

Ｆ０９９

非常用ガス処理系
排風機より

ドレン
移送ポンプ
FE

Ｆ０９２

MO

－：圧縮空気供給
Ｎ 供給ライン
原子炉建屋－：電磁弁排気側供給

Ｆ２１０

2

Ｎ2供給ライン

第 4.1.2－2 図

第 4.1.2－3 表

7 号炉

7 号炉 格納容器ベント操作前準備
及び格納容器ベント操作概略図（格納容器圧力逃がし装置）

格納容器ベント操作（格納容器圧力逃がし装置）
対象弁操作方法
操作方法

操作対象弁

弁番号

駆動方式

通常状態

駆動源等喪
失時動作

通常時

空気駆動源喪失時

空気駆動弁
制御電源喪失時①

原子炉格納容器
一次隔離弁（サプレッション・
チェンバ側 ）

T31-AO-F022

空気駆動弁

通常閉

Ｆ．Ｃ

中操

専用ボンベ
（中操)

専用ボンベ
（現場）

エクステン
ション
（現場）

②

フィルタ装置入口弁

T61-AO-F001

空気駆動弁

通常開

Ｆ．Ｏ

中操

専用ボンベ
（中操＆現場）

専用ボンベ
（現場）

エクステン
ション
（現場）

③

原子炉格納容器
二次隔離弁

T31-MO-F070

電動駆動弁

通常閉

Ｆ．Ａ．Ｉ

中操

中操

④

原子炉格納容器
一次隔離弁（ドライウェル側 ）T31-AO-F019

空気駆動弁

通常閉

Ｆ．Ｃ

中操

専用ボンベ
（中操)

⑤

原子炉格納容器
二次隔離弁
バイパス弁

弁番号未定

手動駆動弁

通常閉

－

エクステン
ション
（現場）

－

Ｆ．Ｃ

駆動源等喪失時「閉」

Ｆ．Ｏ
駆動源等喪失時「開」
Ｆ．Ａ．Ｉ 駆動源等喪失時「現状維持」

-148-

中操

専用ボンベ
（現場）

エクステン
ション
（現場）

－

電動弁電源喪失
空気駆動源健全

空気駆動弁
制御電源健全

中操

専用ボンベ（中操＆現場）

専用ボンベ
（現場）

エクステンション
（現場）

中操

専用ボンベ
（中操＆現場）

専用ボンベ
（現場）

エクステンション（現場）

エクステンション（現場）

エクステンション（現場）

エクステンション（現場）

エクステンション
（現場）

中操

専用ボンベ
（中操＆現場）

専用ボンベ
（現場）

エクステンション
（現場）

－

－

－

－

空気駆動弁制御電源喪失

現場 二次格納施設外（非管理区域）

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。

c． 格納容器ベント中操作
格納容器ベント操作を実施した際は，格納容器圧力が低下することにより格納容器圧力逃がし装置が正常に動作していることを確認する。また，フィルタ装置出口放射線モニタ指示の上昇・フィルタ装置入口圧力指示の格納容器圧力に追従することによっても格納容器圧力逃がし装置が正常に動作していることを確認する。なお、耐圧強化ベント系へのリークが無いことを，耐圧強化ベントラインに設置されている放射線モニタ指示が変化しないことにより確認することができる。
これらのパラメータにより格納容器ベントが正常に行われていないことを確認した場合は，原因調査を開始し，格納容器隔離弁の不具合が考えられる場合は遠隔操作から人力操作への切り替え・サプレッション・
チェンバ側からドライウェル側への切り替え・二次隔離弁バイパス弁への切り替えを実施する。格納容器圧力逃がし装置の不具合が考えられる
場合は耐圧強化ベントまたは代替格納容器圧力逃がし装置への切り替えを実施する。時間的な余裕がある場合は，格納容器圧力逃がし装置側を隔離してから耐圧強化ベント系等へ切り替える。耐圧強化ベント系への切り替え後，格納容器圧力逃がし装置の不具合が解消された場合には，再度格納容器圧力逃がし装置への切り替えを実施する。
原子炉格納容器二次隔離弁{T31-MO-F070}は「中間開（50％程度）」※1※
２を目標に操作するが，格納容器の圧力低下傾向に応じて開度を調整する。
（※1 目標開度を決めるに際して，「中間開（50％程度）」よりも絞った「25％開度」で評価したところ，圧力容器が破損している状態では，一旦格納容器圧力は低下するものの，格納容器内で発生する蒸気により，格納容器圧力が上昇する結果となった。また，「100％開度」の評価とも比較し，「50％開度」であれば十分に減圧できることを確認した。急激な減圧による格納容器に対する負荷を避けることも重要である。さらに，
目標開度「中間開（50％程度）」以下では，格納容器ベント実施後における屋外の線量低下が遅くなると推測されるため，屋外での復旧作業の再開が遅れることが懸念される。これらにより，目標開度を「中間開（50％程度）」としている。）（※2 原子炉格納容器二次隔離弁バイパス弁を使用した格納容器ベントの場合も同様となる計画である。）

格納容器ベント中は，格納容器圧力の低下を継続監視すると共にサプ
レッション・チェンバ水位，フィルタ装置入口圧力，フィルタ装置水位，
ドレンタンク水位及びフィルタ装置出口放射線モニタを監視する。
サプレッション・チェンバ水位がサプレッション・チェンバ取り出し
配管位置
以下 ※3 であることを確認する。
（※3 サプレッション・チェンバ取り出し配管位置に到達した場合は ，サプレッション・チ
ェンバからの取り出しをドライウェルからの取り出しに切り替える。格納容器ベント-149-

中にサプレッション・チェンバ水位が上昇する要因として，原子炉へ注水された水が破断口または主蒸気逃がし安全弁から流入することが考えられる。なお ，サプレッシ
ョン･チェンバ水温が飽和温度を下回っている場合，原子炉内の蒸気が主蒸気逃がし
安全弁を通してサプレッション・チェンバで凝縮することにより水位が上昇することが考えられる。）

フィルタ装置水位が「2200mm(上限水位) ※4」から「1000mm（通常水位）※5」の範囲にあること及び金属フィルタ差圧がであることを確認する。この範囲を逸脱する場合は以下のとおりフィルタ装置水位調整を実施する。
フィルタ装置水位が「2200mm(上限水位)」に到達した場合及び金属フ
ィルタ差圧がに到達した場合は，フィルタ装置機能維持のため
フィルタ装置の排水を実施する。フィルタ装置の排水は ，手動弁{T61F501,F502A/B,F210,F211}を「全開」し，ドレン移送ポンプＡ／Ｂのどち
らかを起動する。ドレン移送ポンプ起動後，手動弁{T61-F209}にて流量調整し，フィルタ装置内の水をサプレッション・チェンバへ排水する。
フィルタ装置水位「1000mm（通常水位）」でフィルタ装置の排水を停止する。
（※4

上限水位はフィルタ装置内のベントガスによる吹き上がりによる上昇を考慮しても金属フィルタ下端水位「5000mm」まで到達しない水位として定めている。
「3.2.2.2

事

故時のフィルタ装置のパラメータ変化」にあるとおり，フィルタ装置水位が「2200mm」
であれば吹き上がりを考慮しても金属フィルタ下端には到達しない。）（※5

通常水位は下限水位に対して管理上の余裕を持たせた値として設定している。）

フィルタ装置の排水停止後，フィルタ装置薬液補給及びフィルタ装置
排水ライン窒素ガスパージを行う。
フィルタ装置薬液補給は，フィルタ装置補給用接続口に薬液注入装置
からの送水ホースを接続し，フィルタ装置補給水弁{T61-F102}を「全開」にして必要補充量の薬液補給を実施する。
フィルタ装置排水ライン窒素ガスパージは，ドレン移送ポンプ出口ラ
インの残留水を可搬型窒素供給装置による窒素ガスによりサプレッショ
ン・チェンバに排水する。排水ライン接続口に可搬型窒素供給装置からの送気ホースを接続し，手動弁{T61-F211,F213}を「全開」にしてドレン移送ポンプ出口ラインの残留水をサプレッション・チェンバに排水及び窒素ガスパージを実施する。ドレン移送ポンプ出口ラインを加圧するために手動弁{T61-F211}を「全閉」とし，圧力計により加圧されたことを確認する。加圧確認後，手動弁{T61-F211}を「全閉」とし窒素ガスパージを終了する。
※6

フィルタ装置水位が「1000mm（通常水位）」を下回り「500mm(下限水位)」に到達する前に，フィルタ装置補給水ラインからフィルタ装置へ水-150-

張りを実施する。
フィルタ装置の水張りは，フィルタ装置補給用接続口に可搬型注水ポ
ンプからの送水ホースを接続し，フィルタ装置補給水弁{T61-F102}を「全開」にして水張りを実施する。
フィルタ装置水位「1000mm（通常水位）～1500mm」で水張りを停止する。
（※6

下限水位は DF 性能確認試験の結果から得られた最低水位であるため，この水位を下回らないように水位調整を実施する必要がある。）

フィルタ装置の排水操作は，可搬設備を使用しないためアクセス性に影響はない。また，作業エリアの被ばく線量率が低下した後に作業を行う。
フィルタ装置薬液補給，フィルタ装置排水ライン窒素ガスパージおよびフィルタ装置の補給操作は，可搬設備を使用するためアクセスルートに支障がある場合は，重機等を使用してアクセスルートを確保する。また，作業エリアの被ばく線量率が低下した後に作業を行う。
ドレンタンク水位が水位高に到達した場合は，よう素フィルタの機能維持のために排水操作を実施する。ドレンタンクの排水は，ドレンタン
ク出口弁{T61-F521}を全開しフィルタ装置の排水操作と同様に排水操作を行う。ドレンタンク水位が水位低まで排水後，排水操作を停止する。

-151-

-152-

FE

Ｆ２０９

Ｆ５０２Ａ

FE

オリフィス

圧力開放板

差圧計

LT

流量計

Ｆ２１０

ドレン
移送ポンプ

Ｆ５０２Ｂ

水位計

DP

Ｆ１０２

Ｎ2ベントライン

フィルタ装置補給水弁

圧力計

PT

可搬型注水ポンプ

Ｎ2供給ラインLＳ

水位計

ドレンタンク水抜き
時のみ使用

ド
レ
ン
タ
ン
ク

H2E

Ｆ２１１

ｐＨ計

pH

原子炉建屋

H2E

水素濃度計

圧力計

PT

水素濃度計

AO

二次格納施設Ｆ０２０

サプレッション・
チェンバ

原
子
炉
圧
力
容
器

ドライウェル

〔Ｆ．Ｏ〕

MO

MO

〔Ｆ．Ｃ〕

Ｆ０２２

AO

・

Ｆ０１９

〔Ｆ．Ｃ〕

AO

・

AO

〔Ｆ．Ｃ〕

AO

Ｆ０７０

MO

Ｆ００１
AO
〔Ｆ．Ｏ〕

可燃性ガス濃度制御系
気水分離器より

非常用ガス処理系
排風機より

〔Ｆ．Ｃ〕

原子炉区域よりパージ用排風機

AO

AO

MO

〔Ｆ．Ｏ〕

原子炉区域運転階より非常用ガス処理系
排風機へ

MO

原子炉区域・
タービン区域〔Ｆ．Ｃ〕
換気空調系排風機へ

第 4.1.2－3 図 フィルタ装置水位調整操作概略図（格納容器圧力逃がし装置）

Ｆ５０１

フィルタ
装置

RE

放射線モニタ

7号炉

圧力計

PI

圧力開放板

Ｎ2ベントライン

よう素
フィルタ

RE

放射線モニタ

6号炉

・

MO

MO

Ｎ2供給ライン

〔Ｆ．Ｃ〕

AO

・

MO

原子炉建屋

MO

ボンベ

遠隔操作

MO

ボンベ

遠隔操作

遠隔操作

遠隔操作

遠隔操作

ボンベ

遠隔操作

ボンベ

主排気筒

Ｎ2供給ライン-153-

PT

給水ライン

圧力計

水中ポンプ等

FE

Ｆ５０２Ａ

Ｆ２０９

FE

オリフィス

圧力開放板

差圧計

LT

Ｆ２１３

Ｆ２１０

流量計

ドレン
移送ポンプ

Ｆ５０２Ｂ

水位計

DP

Ｆ１０２

Ｆ５０１

フィルタ
装置

よう素
フィルタ

RE

水位計

LＳ

第 4.1.2－4 図

ド
レ
ン
タ
ン
ク

放射線モニタ

7号炉

圧力計

PI

圧力開放板

Ｎ2ベントライン

可搬型窒素供給装置

Ｎ2ベントライン

フィルタ装置フィルタ装置補給水弁

窒素ボンベ

可搬型薬液注入装置

Ｎ2供給ラインRE

放射線モニタ

6号炉

H2E

二次格納施設Ｆ０２０

サプレッション・
チェンバ

原
子
炉
圧
力
容
器

ドライウェル

〔Ｆ．Ｏ〕

MO

MO

〔Ｆ．Ｃ〕

Ｆ０２２

AO

・

Ｆ０１９

〔Ｆ．Ｃ〕

AO

・

パージ用排風機

AO

AO

MO

〔Ｆ．Ｏ〕

原子炉区域運転階より非常用ガス処理系
排風機へ

MO

AO

〔Ｆ．Ｃ〕

AO

Ｆ０７０

MO

Ｆ００１
AO
〔Ｆ．Ｏ〕

可燃性ガス濃度制御系
気水分離器より

非常用ガス処理系
排風機より

〔Ｆ．Ｃ〕

原子炉区域より

・MO

MO

Ｎ2供給ライン

〔Ｆ．Ｃ〕

AO

・

MO

原子炉建屋

MO

ボンベ

遠隔操作

MO

ボンベ

遠隔操作

遠隔操作

遠隔操作

遠隔操作

ボンベ

遠隔操作

ボンベ

（格納容器圧力逃がし装置）

フィルタ装置薬液補給・排水ライン窒素ガスパージ操作概略図

Ｆ２１１

ｐＨ計

pH

原子炉建屋

H2E

水素濃度計

圧力計

PT

水素濃度計

AO

原子炉区域・
タービン区域〔Ｆ．Ｃ〕
換気空調系排風機へ

主排気筒

Ｎ2供給ラインd． 格納容器ベント停止操作
格納容器ベント停止判断には下記の２つがある。
(a) 炉心損傷前ベント実施中に炉心の健全性が確認できない場合
炉心損傷前ベント実施中に，炉心の健全性が確認できない場合は炉心損傷に至る可能性があり，放射性物質の放出が増加するため格納容器ベントを停止する。原子炉停止後の経過時間で炉心損傷後の放射性物質放出量は減少するが，環境中への放出量を低減させるための対応である。格納容器ベント停止判断は，格納容器内雰囲気放
射線モニタまたは原子炉圧力容器温度計により判断する。
格納容器ベント停止後は，格納容器限界圧力に到達しないように格納容器除熱を実施する。残留熱除去系による格納容器除熱機能及び格納容器可燃性ガス濃度制御機能が回復するまでは，過度な冷却による格納容器負圧を防止し，格納容器内酸素濃度が可燃限界濃度に到達する前に格納容器圧力逃がし装置等を用いた可燃性ガス放出を実施する。
(b) 格納容器除熱機能等が回復した場合
格納容器ベント実施中に，格納容器圧力逃がし装置以外の格納容器除熱機能及び格納容器可燃性ガス濃度制御機能が回復し，格納容器破損防止のため使用した格納容器圧力逃がし装置を停止できると判断した場合に，格納容器ベントを停止する。
具体的には，残留熱除去系による格納容器除熱機能が使用可能な状態になり，長期にわたり格納容器の冷却が可能であること，格納
容器内雰囲気モニタが使用可能な状態になり，格納容器内酸素／水
素濃度測定が可能であること，及び可燃性ガス濃度制御系が使用可能な状態になり，格納容器内における水の放射線分解により発生する酸素／水素を可燃限界濃度に到達することなく制御が可能である
ことが確認された場合に，格納容器圧力逃がし装置を停止することができる。
なお，残留熱除去系による格納容器除熱により格納容器が負圧になることを防止するため過度な冷却を実施しないように操作するとともに，不活性ガス系統からの窒素ガス供給を実施する。
格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントの停止操作は，原子炉格納容器一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側／ドライウェル側）{T31-AO-F022/F019}，原子炉格納容器二次隔離弁{T31-MO-F070}または原
子炉格納容器二次隔離弁バイパス弁を，中央制御室からの遠隔操作または二次格納施設外からの現場操作にて「全閉」する。
格納容器ベント停止操作時に設備の故障が発生した場合については，-154-

原子炉格納容器一次隔離弁は「Ｆ．Ｃ」であるため「全閉」すると考えられる。また，二次格納施設外からエクステンションによる操作により確実に「全閉」することができる。原子炉格納容器二次隔離弁は電動駆動弁であるため，駆動電源喪失時は二次格納施設外からエクステンショ
ンによる操作により「全閉」する。

-155-

【代替格納容器圧力逃がし装置】
代替格納容器圧力逃がし装置による格納容器の破損防止が必要になった場
合，中央制御室操作または現場操作により格納容器ベント操作を実施することができる。通常は，中央制御室からの遠隔操作により実施するが，それができない場合は現場操作により実施することができる。
格納容器ベント操作が必要な状況になった際に速やかに操作ができるように，事前から重要なパラメータ（格納容器圧力，格納容器温度，サプレッション・チェンバ水位，フィルタ装置水位）の監視，その他必要な操作を実施する。
ａ. 格納容器ベント操作前準備
格納容器ベント操作前のフィルタ装置排水ラインへの水張りは，格納容器圧力逃がし装置と同様に実施する計画である。操作の詳細について
は設計に合わせて決定する。
ｂ．格納容器ベント開始操作
代替格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベント操作は，地下式Ｆ
ＣＶＳ原子炉格納容器一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側または
ドライウェル側）を中央制御室からの遠隔操作により「全開」とし，当直副長の指示を受けて地下式ＦＣＶＳ原子炉格納容器二次隔離弁（サプレッション・チェンバ側またはドライウェル側）を中央制御室からの遠隔操作により「調整開」とし，格納容器ベントを実施する。
中央制御室からの遠隔操作ができない場合は，地下式ＦＣＶＳ原子炉
格納容器一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側またはドライウェル側）及び地下式ＦＣＶＳ原子炉格納容器二次隔離弁（サプレッション・
チェンバ側またはドライウェル側）を駆動部に設置されたエクステンシ
ョンにより二次格納施設の外から操作する。
ｃ．格納容器ベント中操作
格納容器ベント操作を実施した際は，格納容器圧力が低下することにより代替格納容器圧力逃がし装置が正常に動作していることを確認する。
地下式ＦＣＶＳ原子炉格納容器二次隔離弁の開度は設計に合わせて決定する。
格納容器ベント中の監視事項，及びフィルタ装置の水位調整について
は，格納容器圧力逃がし装置と同様の操作を実施する計画である。操作の詳細については設計に合わせて決定する。
ｄ．格納容器ベント停止操作
格納容器ベント実施中に，代替格納容器圧力逃がし装置以外の格納容器除熱機能が回復し，格納容器可燃性ガス濃度制御機能が確保され，格納容器破損防止のため使用した代替格納容器圧力逃がし装置を停止でき-156-

ると判断した場合に，格納容器ベントを停止する。
具体的には，残留熱除去系による格納容器除熱機能が回復し長期にわたり格納容器の冷却が可能であること，格納容器内雰囲気モニタによる格納容器内酸素／水素濃度測定が可能であること，及び格納容器内における水の放射線分解により発生する酸素／水素を可燃性ガス濃度制御系
により可燃限界濃度に到達することなく制御が可能であることが確認された場合に，代替格納容器圧力逃がし装置を停止することができる。
代替格納容器圧力逃がし装置による格納容器ベントの停止操作は，地下式ＦＣＶＳ原子炉格納容器一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側
またはドライウェル側），及び地下式ＦＣＶＳ原子炉格納容器二次隔離弁（サプレッション・チェンバ側またはドライウェル側）を，中央制御室からの遠隔操作または現場操作にて「全閉」する。

-157-

①
②
③
④

地下式ＦＣＶＳ
地下式ＦＣＶＳ
地下式ＦＣＶＳ
地下式ＦＣＶＳ

原子炉格納容器一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）
原子炉格納容器二次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）
原子炉格納容器一次隔離弁（ドライウェル側）
原子炉格納容器二次隔離弁（ドライウェル側）

二次格納施設

パージ用排風機

AO

格納容器圧力逃がし装置へ
原子炉建屋
MO

RE

原子炉建屋区域・タービン区域
換気空調系へ

放射線モニタ

AO

AO
MO

PI

AO

非常用ガス処理系へ

ラプチャーディスク

Ｎ2ベントライン

主排気筒へ

圧力計
遠隔操作

補給水ライン
遠隔操作

ドライウェル

③

④
MO

MO

AO

Ｎ2供給ライン

原
子
炉
圧
力
容
器

圧力計
PT

圧力計
PT

遠隔操作

H2E

よう素
フィルタ

ラプチャーディスク
オリフィス
Ｎ2ベントライン
MO

②

水素濃度計

①
MO

MO

H2E

AO

サプレッション・
チェンバ

水素濃度計
※

ド
レ
ン
タ
ン
ク

フィルタ
装置

薬液
タンク
※
MO

ＤP 差圧計AO

LＳ

LT 水位計

※

水位計

MO

MO ※
pH

pH計
pH

MO ※

代替格納容器圧力容器
逃がし装置室空調
※

AO

pH計

FE

流量計

ドレンポンプ設備

電動弁を並列に二台設置することにより，信頼性の向上を図る

第 4.1.2－5 図

第 4.1.2－4 表

代替格納容器圧力逃がし装置操作概略図

格納容器ベント操作（代替格納容器圧力逃がし装置）
対象弁操作方法

操作対象弁

駆動方式

通常時

操作方法
電源喪失時

①

地下式ＦＣＶＳ
原子炉格納容器一次隔離弁
電動駆動弁（サプレッション・チェンバ側）

中操

エクステンション（二次格納容器外（非管理区域））②

地下式ＦＣＶＳ
原子炉格納容器二次隔離弁
電動駆動弁（サプレッション・チェンバ側）

中操

エクステンション（二次格納容器外（非管理区域））③

地下式ＦＣＶＳ
原子炉格納容器一次隔離弁（ドライウェル側）

電動駆動弁

中操

エクステンション（二次格納容器外（非管理区域））④

地下式ＦＣＶＳ
原子炉格納容器二次隔離弁（ドライウェル側）

電動駆動弁

中操

エクステンション（二次格納容器外（非管理区域））-158-

4.1.3 中央制御室及び現場でのパラメータ監視【格納容器圧力逃がし装置】【フィルタ装置水位】
格納容器ベント操作前に，フィルタ装置水位が「1000mm(通常水位) ※1 」付
近であることを確認し必要に応じてフィルタ装置水位の調整を実施する。
格納容器ベント操作時は，ベントガス蒸気の凝縮によりフィルタ装置水位が上昇するため継続監視し，フィルタ装置水位が「2200mm(上限水位) ※2」に到達した場合は，フィルタ装置性能維持のためフィルタ装置の排水を実施する。
格納容器ベント操作時または格納容器ベント停止後に，フィルタ装置内で捕捉した放射性物質の放熱により，フィルタ装置内の水が蒸発しフィル
タ装置水位が低下する場合は，「1000mm（通常水位）」を下回り「500mm(下限水位) ※３ 」に到達する前に，フィルタ装置補給水ラインからフィルタ装
置へ水張りを実施する。
フィルタ装置水位は中央制御室，緊急時対策所及びフィルタベント計装ラック（フィルタベント装置近傍）にて確認することができる。
（※1

通常水位は下限水位に対して管理上の余裕を持たせた値として設定している。）（※2

上限水位はフィルタ装置内のベントガスによる吹き上がりによる上昇を考慮しても金属フィルタ下端水位「5000mm」まで到達しない水位として定めている。）（※3

下限水位は DF 性能確認試験の結果から得られた最低水位であるため，この水位を下回らないように水位調整を実施する必要がある。）【フィルタ装置出口放射線モニタ】
格納容器ベント実施時に，フィルタ装置出口の放射線量を監視し，初期値からの指示上昇により放射性物質を含むガスが放出されていることを確認する。
また，格納容器ベント中においても継続監視することにより，放射性物質を含むガスの放出状況を把握する。
格納容器ベント停止後も，フィルタ装置出口配管が開放状態にあるため継続監視する。
フィルタ装置出口放射線モニタは中央制御室，緊急時対策所にて確認することができる。
【フィルタ装置入口圧力】
格納容器圧力逃がし装置点検等後の系統内窒素置換操作後に，フィルタ装置入口圧力を監視することにより窒素置換状態が維持され待機状態にあることを確認する。
格納容器ベント実施時に，待機圧力から上昇した後，格納容器圧力の低下と追従して低下傾向を示すことにより格納容器圧力逃がし装置が正常に動作していることを確認する。

-159-

また，格納容器ベント停止後に窒素ガスによるパージを実施した後は，配管内に残留した蒸気が凝縮することにより，フィルタ装置内の水の放射線分解により発生する水素の蓄積を防止するためフィルタ装置入口圧力が正圧で維持されていることを確認する。
フィルタ装置入口圧力は中央制御室，緊急時対策所及び二次格納施設外にて確認することができる。
【フィルタ装置出口圧力】
格納容器圧力逃がし装置点検等後の系統内窒素置換操作時に，可搬型窒
素供給装置からの窒素ガスによりフィルタ装置出口圧力が待機状態の圧力まで加圧されたこと，及び圧力開放板の動作圧力まで加圧されないことを確認する。
なお，格納容器ベント実施後は圧力開放板が開放することにより大気圧と等しくなる。
フィルタ装置出口圧力は中央制御室，緊急時対策所及び現場（フィルタ
ベント装置近傍）にて確認することができる。
【フィルタ装置出口配管圧力】
格納容器圧力逃がし装置点検等後の系統内窒素置換操作時に，可搬型窒
素供給装置からの窒素ガスによりフィルタ装置出口配管圧力が待機状態の圧力まで加圧されたこと，及び圧力開放板の動作圧力まで加圧されないことを確認する。
なお，格納容器ベント実施後は圧力開放板が開放することにより大気圧と等しくなる。
フィルタ装置出口配管圧力は原子炉建屋 4 階屋上にて確認することができる。
【フィルタ装置水素濃度】
フィルタ装置入口及び出口配管に設置されている水素濃度計にて格納容器ベント操作後の窒素ガスによるパージ操作により，フィルタ装置入口及び出口配管内に水素が残留していないことを確認する。
また，窒素ガスによるパージ操作後もフィルタ装置入口及び出口配管内に水素が流入していないことを確認する。
フィルタ装置水素濃度は中央制御室，緊急時対策所にて確認することができる。
【フィルタ装置ドレン流量】
フィルタ装置ドレン移送ラインに設置されている流量計にて，フィルタ装置排水量及びドレンタンク排水量を確認する。
フィルタ装置ドレン流量は現場（フィルタベント装置近傍）にて確認することができる。

-160-

【フィルタ装置スクラバ水 pH】
フィルタ装置の水位調整を実施した後，薬液を補給する際にスクラバ水の pH を確認する。
フィルタ装置スクラバ水 pH は現場（フィルタベント装置近傍）にて確認
することができる。
【金属フィルタ差圧】
金属フィルタ差圧により，金属フィルタの閉塞状態を確認する。
金属フィルタ差圧は中央制御室，緊急時対策所にて確認することができる。
【ドレンタンク水位】
ドレンタンク水位により，よう素フィルタ出口配管のドレン量を確認する。ドレンタンク水位が水位高に到達した場合は，よう素フィルタの機能維持のために排水操作を実施する。
ドレンタンク水位は中央制御室，緊急時対策所にて確認することができ
る。

-161-

-162-

フィルタ装置ドレン移送流量計
・フィルタ装置排水量確認
・ドレンタンク排水量確認

FE

PT

FE

圧力計

Ｆ２０９

フィルタ装置水位計
・ベント操作前の通常水位確認Ｆ５０２Ａ
・ベント時の蒸気凝縮確認
・水位調整操作時の水位確認

フィルタ装置金属フィルタ差圧計
・金属フィルタ閉塞なし確認

フィルタ装置出口圧力計
・窒素置換後加圧確認

Ｎ2供給ライン

LT

DP

Ｆ２１０

Ｆ５０１

フィルタ
装置

第 4. 1.3－1 図

流量計

ドレン
移送ポンプ

Ｆ５０２Ｂ

水位計

差圧計

Ｆ１０２

RE

ド
レ
ン
タ
ン
ク
水位計

LＳ

放射線モニタ

7号炉

圧力計

PI

圧力開放板
Ｎ2ベントライン

よう素
フィルタ

RE

放射線モニタ6号炉

フィルタ装置出口水素濃度計
・窒素パージ完了確認
・水素蓄積なし確認原

ドライウェル

Ｆ２１１

ｐＨ計

pH

原子炉建屋

二次格納施設Ｆ０２０

サプレッション・
チェンバ

〔Ｆ．Ｏ〕

原子炉区域運転階より

〔Ｆ．Ｏ〕

AO

MO

AO

MO

〔Ｆ．Ｃ〕

Ｆ０２２

AO

・

Ｆ０１９

〔Ｆ．Ｃ〕

AO

・

AO

Ｆ０７０

MO

Ｆ００１
AO
〔Ｆ．Ｏ〕

可燃性ガス濃度制御系
気水分離器より

非常用ガス処理系
排風機より

〔Ｆ．Ｃ〕

AO

〔Ｆ．Ｃ〕

原子炉区域よりパージ用排風機・格納容器圧力推移追従確認
・窒素パージ後正圧確認

MO

非常用ガス処理系
MO
フィルタ装置入口圧力計
排風機へ

子
炉
圧
力
ドレンタンク水位計
容・よう素フィルタ出口配管のドレン量確認
器

H2E

水素濃度計

圧力計

PT

水素濃度計

H2E

AO

原子炉区域・
タービン区域換気空調系排風機へ 〔Ｆ．Ｃ〕

フィルタ装置入口水素濃度計
・窒素パージ完了確認
・水素流入なし確認

格納容器圧力逃がし装置監視計器概要図

フィルタ装置スクラバ水ｐＨ計
・フィルタ装置スクラバ水ｐＨ確認

オリフィス

圧力開放板

Ｎ2ベントライン

フィルタ装置出口配管圧力計
・窒素置換後加圧確認

フィルタ装置出口放射線モニタ計
・放射性物質を含むガス放出確認

・

MO

MO

Ｎ2供給ライン

〔Ｆ．Ｃ〕

AO

・

MO

原子炉建屋

MO

ボンベ

遠隔操作

MO

ボンベ

遠隔操作

遠隔操作

遠隔操作

遠隔操作

ボンベ

遠隔操作

ボンベ

主排気筒

Ｎ2供給ライン【代替格納容器圧力逃がし装置】【フィルタ装置水位】
格納容器ベント操作前に，フィルタ装置水位が「1000mm(通常水位) ※1 」付
近であることを確認し必要に応じてフィルタ装置水位の調整を実施する。
格納容器ベント操作時は，ベントガス蒸気の凝縮によりフィルタ装置水位が上昇するため継続監視し，フィルタ装置水位が「2600mm(上限水位) ※2」に到達した場合は，フィルタ装置性能維持のためフィルタ装置の排水を実施する。
格納容器ベント操作時または格納容器ベント停止後にフィルタ装置内で捕捉した放射性物質の放熱によりフィルタ装置の水が蒸発しフィルタ装置
水位が低下する場合は，「1000mm(通常水位)※１ 」を下回り「500mm(下限水位)※３」に到達する前に，フィルタ装置補給水ラインからフィルタ装置へ水張りを実施する。
フィルタ装置水位は中央制御室及び現場にて確認する計画である。
（※1

通常水位は下限水位に対して管理上の余裕を持たせた値として設定している。）（※2

上限水位はフィルタ装置内のベントガスによる吹き上がりによる上昇を考慮しても金属フィルタ下端水位「6000mm」まで到達しない水位として定めている。）（※3

下限水位は DF 性能確認試験の結果から得られた最低水位であるため，この水位を下回らないように水位調整を実施する必要がある。）【フィルタ装置出口放射線モニタ】
格納容器ベント実施時に，フィルタ装置出口の放射線量を監視し，初期値からの指示上昇により放射性物質を含むガスが放出されていることを確認する。
また，格納容器ベント中においても継続監視することにより，放射性物質を含むガスの放出状況を把握する。
格納容器ベント停止後も，フィルタ装置出口配管が開放状態にあるため継続監視する。
フィルタ装置出口放射線モニタは中央制御室にて確認する計画である。
【フィルタ装置入口圧力】
代替格納容器圧力逃がし装置点検等後の系統内窒素置換操作後に，フィルタ装置入口圧力を監視することにより窒素置換状態が維持され待機状態にあることを確認する。
格納容器ベント実施時に，待機圧力から上昇した後，格納容器圧力の低下と追従して低下傾向を示すことにより代替格納容器圧力逃がし装置が正常に動作していることを確認する。
また，格納容器ベント停止後に窒素ガスによるパージを実施した後は，配管内に残留した蒸気が凝縮することにより，フィルタ装置内の水の放射線分解により発生する水素の蓄積を防止するためフィルタ装置入口圧力が-163-

正圧で維持されていることを確認する。
フィルタ装置入口圧力は中央制御室及び現場にて確認する計画である。
【フィルタ装置出口圧力】
代替格納容器圧力逃がし装置点検等後の系統内窒素置換操作時に，可搬型窒素供給装置からの窒素ガスによりフィルタ装置出口圧力が待機状態の圧力まで加圧されたこと，及び圧力開放板の動作圧力まで加圧されていないことを確認する。
なお，格納容器ベント実施後は圧力開放板が開放することにより大気圧と等しくなる。
フィルタ装置出口圧力は現場にて確認する計画である。
【フィルタ装置水素濃度】
フィルタ装置入口及び出口配管に設置されている水素濃度計にて格納容器ベント操作後の窒素ガスによるパージ操作により，フィルタ装置入口及び出口配管内に水素が残留していないことを確認する。
また，窒素ガスによるパージ操作後もフィルタ装置入口及び出口配管内に水素が流入していないことを確認する。
フィルタ装置水素濃度は中央制御室にて確認する計画である。
【フィルタ装置ドレン流量】
フィルタ装置ドレン移送ラインに設置されている流量計にて，フィルタ装置排水量を確認する。
フィルタ装置ドレン流量は現場にて確認する計画である。
【フィルタ装置スクラバ水 pH】
フィルタ装置の水位調整を実施した後，薬液を補給する際にスクラバ水の pH を確認する。
フィルタ装置スクラバ水 pH は現場にて確認する計画である。
【金属フィルタ差圧】
金属フィルタ差圧により，金属フィルタの閉塞状態を確認する。
金属フィルタ差圧は中央制御室にて確認する計画である。

-164-

-165-

MO

MO

※

※

フィルタ
装置

よう素
フィルタ

MO ※

MO ※

ド
レ
ン
タ
ン
ク

水位計

LＳ

Ｎ2供給ライン※フィルタ装置水素濃度計
・窒素パージ完了確認
・水素流入なし確認

MO

MO

FE

フィルタ装置ドレン移送流量計
・フィルタ装置排水量確認

AO

AO

AO

AO

代替格納容器圧力逃がし装置監視計器概要図

流量計

サプレッション・
チェンバ

原
子
炉
圧
力
容
器

ドライウェル

非常用ガス処理系へ

AO

パージ用排風機
原子炉建屋区域・タービン区域
換気空調系へ

フィルタ装置スクラバ水ｐＨ計
・フィルタ装置スクラバ水ｐＨ確認

MO

※

MO

MO

フィルタ装置入口圧力計
・格納容器圧力推移追従確認
・窒素パージ後正圧確認

フィルタ装置金属フィルタ差圧計
・金属フィルタ閉塞なし確認

第 4.1.3－2 図pH計LT 水位計

pH

H2E

水素濃度計

PT

二次格納施設放射線モニタ

遠隔操作

遠隔操作

遠隔操作

圧力計

圧力計

PI

ＤP 差圧計

水素濃度計

H2E

RE

ラプチャーディスク

MO

原子炉建屋

電動弁を並列に二台設置することにより，信頼性の向上を図る

フィルタ装置水位計
・ベント操作前の通常水位確認
代替格納容器圧力容器
・ベント時の蒸気凝縮確認
逃がし装置室空調 ・水位調整操作時の水位確認
ドレンポンプ設備

薬液
タンク

オリフィス
Ｎ2ベントライン

ラプチャーディスク

PT

圧力計

フィルタ装置水素濃度計
・窒素パージ完了確認
・水素蓄積なし確認

補給水ライン

Ｎ2ベントライン

フィルタ装置出口圧力計
・窒素置換後加圧確認

フィルタ装置出口放射線モニタ計
・放射性物質を含むガス放出確認
AO

MO

AO
AO

主排気筒へ

格納容器圧力逃がし装置へ

4.2
4.2.1

格納容器圧力逃がし装置の操作性
ベント弁操作エリア

4.2.1.1
ベント前の被ばく評価（線量分布）
ベント前に二次格納施設外（屋内）にて現場作業を行う際は，二次格納施設
内の放射性物質からのガンマ線による影響を受ける。
この経路からの被ばく線量を評価した結果，ベント前に二次格納施設外（屋内）にて行う現場作業の作業線量は，6 号炉側の作業で W/W ベント時は最大約43mSv，D/W ベント時は最大約 45mSv，7 号炉側の作業で W/W ベント時は最大約43mSv，D/W ベント時は最大約 45mSv となり作業可能である。
4.2.1.2
ベント後の被ばく評価（線量分布）
ベント後（ベント中を含む）に二次格納施設外（屋内）にて現場作業を行う
際は，4.2.1.1 に示した被ばく経路に加え，二次格納施設内のベント配管内の放射性物質及び大気中に放出される希ガス等の放射性物質からのガンマ線による影響を受けることになる。
これらの経路からの被ばく線量を評価した結果，ベント後に二次格納施設外（屋内）にて行う現場作業の作業線量は，6 号炉側の作業で W/W ベント時は約7.1mSv，D/W ベント時は約 2.8mSv，7 号炉側の作業で W/W ベント時は約 2.7mSv，
D/W ベント時は約 4.4mSv となり作業可能である。
4.2.2

フィルタベント遮蔽壁周辺

4.2.2.1
ベント前の被ばく評価（線量分布）
ベント前に屋外にて現場作業を行う際は，二次格納施設内の放射性物質からのガンマ線による影響を受ける。
この経路からの被ばく線量を評価した結果，屋外にて行う現場作業の作業線
量は，6 号炉側の作業で最大約 2mSv，7 号炉側の作業で最大約 2mSv となり作業可能である。
4.2.2.2
ベント後の被ばく評価（線量分布）
ベント後（ベント中を含む）に屋外にて現場作業を行う際は，4.2.2.1 に示した被ばく経路に加え，フィルタ装置，よう素フィルタ及びベント配管内の放射性物質並びに大気中に放出される希ガス等の放射性物質からのガンマ線による影響を受けることになる。
これらの経路からの被ばく線量を評価した結果，ベント後に屋外にて行う現場作業の作業線量は，6 号炉側の作業で W/W ベント時は最大約 47mSv，D/W ベン-166-

ト時は最大約 45mSv，7 号炉側の作業で W/W ベント時は最大約 46mSv，D/W ベン
ト時は最大約 44mSv となり作業可能である。
4.2.2.3
自然現象による操作性への影響
環境条件として設定する自然現象（降水，積雪，風（台風），低温（凍結））による，操作性への影響は以下のとおり。
a. 降水 （1 時間降水量：43.0mm，1 日降水量：131.4mm）
フィルタベント遮蔽壁周辺は，環境条件の降水が構内排水施設の排水能力を上回ることはなく，作業可能である。フィルタベント遮蔽壁内について，タンク室内はサンプ排水ラインを通じて排水するか，ドレン移送ポン
プを用いてサプレッション・チェンバに移送することが可能であり操作性への影響はない。また，附室は排水口を設置することにより，雨水が溜まることはなく，作業可能である。
b. 積雪 （1 日降雪量：58.0cm，平均積雪深：31.1cm）
適切に除雪を実施することにより，作業可能である。
c. 風（台風） （10 分間平均風速：22.2m/s）
構内での車両の走行は，横風を受けるような高速で移動するものではな
いため走行可能である。また，高所での作業はなく低所のみでの作業であるため十分な注意を払うことにより作業可能である。
d. 低温（凍結） （気温：-10.3℃（24 時間継続））
防寒対策として適切な装備を着用することにより，作業可能である。

-167-

4.3

水素燃焼防止に関する設備操作
水素燃焼防止に関する操作は以下の２つがある。
① 格納容器圧力逃がし装置点検等後の窒素置換（窒素ガスによる酸素濃度低下操作）② 格納容器ベント停止後の窒素ガスによるパージ（窒素ガスによる水素，残留蒸気パージ）①

格納容器圧力逃がし装置点検等後の窒素置換（窒素ガスによる酸素濃度低下操作）【格納容器圧力逃がし装置】
格納容器圧力逃がし装置の点検等後は，フィルタ装置及び配管内部に酸素が存在するため，格納容器ベント操作時に，格納容器から流入した水素による燃焼を防止する必要がある。そのため，格納容器圧力逃がし装置を待機状
態とする前に，窒素ガスを注入し酸素濃度を低下させ，窒素置換状態とする。
格納容器圧力逃がし装置の窒素置換操作は，「フィルタ装置入口配管，フィルタ装置」「フィルタ装置出口配管」の二つに区別される。
「フィルタ装置入口配管，フィルタ装置」の窒素置換操作は，フィルタ装
置入口弁{T61-F001}を全閉とした上で，大気開放の窒素ベント弁{弁番号未定 }を「全開」にし，可搬型窒素供給装置からの窒素ガスを窒素供給弁{T61-F205}
を「開」することにより実施する。窒素ガス注入によって，フィルタ装置入口配管，フィルタ装置本体までの空気は，窒素ベント弁{ 弁番号未定 }から大気へ放出される。ポータブルの酸素濃度計で放出箇所の酸素濃度を測定し「可燃限界濃度（5vol％）以下 ※1 」まで低下確認できれば窒素置換完了と判断する。窒素置換完了後は，空気混入防止として系統内を加圧状態とする。加圧
操作は，窒素ベント弁{弁番号未定 }を「閉」し，フィルタ装置出口圧力及びフィルタ装置入口圧力の指示が上昇し，フィルタ装置出口圧力が「10kPa[gage]」まで加圧された後，窒素供給弁{T61-F205}を「全閉」し加圧状態とする。また，窒素置換完了後は格納容器内の窒素置換が完了するまではフィルタ装置
入口弁{T61-F001}を窒素置換された範囲の隔離弁として全閉状態に保持する。
「フィルタ装置出口配管」の窒素置換操作は，大気開放の窒素ベント弁{T61-F207}を「全開」にし，可搬型窒素供給装置からの窒素ガスを窒素供給
弁{弁番号未定 }を「開」することにより実施する。窒素ガス注入によって，圧力開放板までのフィルタ装置出口配管内の空気は, 窒素ベント弁{T61-F207}から大気へ放出される。ポータブルの酸素濃度計で放出箇所の酸素濃度を測定
し「可燃限界濃度（5vol％）以下 ※1」まで低下確認できれば窒素置換完了と判断する。加圧操作は，窒素ベント弁{T61-F207}を「閉」し，フィルタ装置出口配管圧力の指示が上昇し「10kPa[gage]」まで加圧された後，窒素供給弁{弁-168-番号未定 }を「全閉」し加圧状態とする。

（※1

窒素置換完了判断値は可燃限界濃度以下の値とする）

一方で，フィルタ装置入口弁{T61-F001}上流側の範囲については，プラン
ト起動時に不活性ガス系を用いて行う原子炉格納容器の窒素置換操作に合わせて系統内の窒素置換を行う。フィルタ装置入口弁{T61-F001}上流側の窒素置換操作は，バウンダリ構成として一次隔離弁（ドライウェル側）{T31-F019}※2，一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）{T31-F022} ※ 2 ，二次隔離弁{T31-F070}，二次隔離弁バイパス弁{T31-F072}，換気空調系一次隔離弁{T31F021}※2，及び非常用ガス処理系一次隔離弁{T31-F020}を全開した上で，他系統との隔離弁までの配管内に残留した空気を下流側へ放出するために，順次，
換 気 空 調 系 二 次 隔 離 弁 {U41-F050} ※ 2 ， 非 常 用 ガ ス 処 理 系 二 次 隔 離 弁 {T22F040}，及び耐圧強化ベント弁{T61-F002}の開操作を行う。窒素置換操作が完了した後，上記隔離弁を全閉するとともに，フィルタ装置入口弁{T61-F001}
を開状態に戻す。
（※2

原子炉格納容器の窒素置換操作において開操作する）-169-

-170-

FE

PT

FE

圧力計

Ｆ２０９

Ｆ５０２Ａ

ポータブル酸素濃度計
・酸素濃度により窒素置換完了確認

フィルタ装置出口圧力計
・窒素置換完了後加圧状態確認

LT

DP

Ｆ２１０

Ｆ５０１

オリフィス

圧力開放板

フィルタ
装置

Ｎ2ベントライン

よう素
フィルタ

RE

RE

ド
レ
ン
タ
ン
ク
水位計

LＳ

放射線モニタ

7号炉

圧力計

PI

圧力開放板

放射線モニタ

6号炉

Ｎ2ベントライン

大気開放

Ｆ２１１

ｐＨ計

pH

原子炉建屋

水素濃度計

H2E

非常用ガス処理系
排風機へ

〔Ｆ．Ｏ〕

MO

MO

二次格納施設

〔Ｆ．Ｏ〕

Ｆ０２０

サプレッション・
チェンバ

原
子
炉
圧
力
容
器

ドライウェル

原子炉区域運転階よりフィルタ装置入口圧力計
・窒素置換時圧力上昇確認

圧力計

PT

水素濃度計

H2E

AO

原子炉区域・
タービン区域〔Ｆ．Ｃ〕
換気空調系排風機へ

MO

AO

AO

MO

〔Ｆ．Ｃ〕

Ｆ０２２

AO

・

Ｆ０１９

〔Ｆ．Ｃ〕

AO

・

AO

Ｆ０７０

MO

Ｆ００１
〔Ｆ．Ｏ〕

AO

可燃性ガス濃度制御系
気水分離器より

非常用ガス処理系
排風機より

〔Ｆ．Ｃ〕

AO

〔Ｆ．Ｃ〕

原子炉区域よりパージ用排風機・MOMO

Ｎ2供給ライン

〔Ｆ．Ｃ〕

AO

・

MO

原子炉建屋

MO

ボンベ

遠隔操作

MO

ボンベ

遠隔操作

遠隔操作

遠隔操作

遠隔操作

ボンベ

遠隔操作

ボンベ

主排気筒

第 4.3－1 図 格納容器圧力逃がし装置窒素置換操作概略図（格納容器圧力逃がし装置点検後のフィルタ装置入口弁下流側配管の窒素置換操作）

流量計

ドレン
移送ポンプ

Ｆ５０２Ｂ

水位計

差圧計

Ｆ１０２

大気開放

Ｎ2供給ラインフィルタ装置出口配管圧力計
・窒素置換時圧力上昇確認
・窒素置換完了後加圧状態確認

ポータブル酸素濃度計
・酸素濃度により窒素置換完了確認）

フィルタ装置出口配管窒素置換

フィルタ装置入口配管，フィルタ装置窒素置換

可搬型窒素供給装置

－
－

Ｆ２０５
Ｎ2供給ライン可搬型窒素供給装置

-171-

Ｆ２０９

FE

LT

水位計

流量計

Ｆ２１０

ドレン
移送ポンプ

Ｆ５０２Ｂ

DP

差圧計

Ｆ１０２

Ｆ５０１

オリフィス

圧力開放板

フィルタ
装置

Ｎ2ベントライン

PI

ド
レ
ン
タ
ン
ク

水素濃度計

H2E

圧力計

PT

水素濃度計

H2E

水位計

Ｆ２１１

ｐＨ計

pH

原子炉建屋

屋外LN2タンクより
LＳ 不活性ガスを供給

放射線モニタ

7号炉

RE

圧力開放板

圧力計

Ｎ2ベントライン

よう素
フィルタ

RE

放射線モニタ

6号炉
AO

〔Ｆ．Ｏ〕

MO

二次格納施設Ｆ０２０

サプレッション・
チェンバ

原
子
炉
圧
力
容
器

ドライウェル〔Ｆ．Ｏ〕

原子炉区域運転階より非常用ガス処理系
排風機へ

MO

原子炉区域・
タービン区域〔Ｆ．Ｃ〕
換気空調系排風機へ

AO

AO

MO

MO

〔Ｆ．Ｃ〕

Ｆ０２２

AO

・

Ｆ０１９

〔Ｆ．Ｃ〕

AO

・

AO

Ｆ０７０

MO

Ｆ００１
AO
〔Ｆ．Ｏ〕

可燃性ガス濃度制御系
気水分離器より

非常用ガス処理系
排風機より

〔Ｆ．Ｃ〕

AO

〔Ｆ．Ｃ〕

原子炉区域よりパージ用排風機・MOMO

Ｎ2供給ライン

〔Ｆ．Ｃ〕

AO

・

MO

第 4.3－2 図 格納容器圧力逃がし装置窒素置換操作概略図（起動前の格納容器内窒素置換時におけるフィルタ装置入口弁上流側配管の窒素置換操作）

FE

Ｆ５０２Ａ

PT

圧力計

Ｎ2供給ラインフィルタ装置入口配管下流側以降のパージ完了後、ＰＣＶ側のパージ完了後までの間は全閉とする。パージ完了後は全開状態。
・フィルタ装置入口弁（エクステンション操作）

配管内に残留した空気を下流側へ放出するため、弁を手動で調整開。パージ完了後に全閉する。
・換気空調系 第二隔離弁・非常用ガス処理系 第二隔離弁・耐圧強化ベント弁（エクステンション操作）

系統内のパージ操作を行うためのバウンダリ構成として、全開操作を行う弁。パージ完了後に全閉する。
・一次隔離弁（ドライウェル側）
・一次隔離弁（サプレッション・チェンバ側）
・二次隔離弁
・二次隔離弁バイパス弁

原子炉建屋

MO

ボンベ

遠隔操作

MO

ボンベ

遠隔操作

遠隔操作

遠隔操作

遠隔操作

ボンベ

遠隔操作

ボンベ

主排気筒

Ｎ2供給ラインＦ２０５

【代替格納容器圧力逃がし装置】
代替格納容器圧力逃がし装置の点検等後は，フィルタ装置及び配管内部に酸素が存在するため，格納容器ベント操作時に，格納容器から流入した水素による燃焼を防止する必要がある。そのため，代替格納容器圧力逃がし装置
を待機状態とする前に，窒素ガスを注入し酸素濃度を低下させ，窒素置換状態とする。
窒素置換操作は格納容器圧力逃がし装置と同様の操作を実施する計画である。
操作の詳細については設計に合わせて決定する。
②

格納容器ベント停止後の窒素ガスによるパージ（窒素ガスによる水素，残留蒸気パージ）【格納容器圧力逃がし装置】
格納容器ベント停止後は，配管内に残留する水素による燃焼防止と，残留蒸気が凝縮することにより配管内が負圧になり外気を吸い込むことを防止するため，格納容器圧力逃がし装置の窒素ガスによるパージを実施する。
本操作を格納容器ベント停止後速やかに実施できるよう，格納容器ベント
停止までに可搬型窒素ガス供給装置を準備する。格納容器圧力逃がし装置の窒素ガスによるパージ操作は，可搬型窒素供給装置からの窒素ガスを窒素供給弁{T61-F205}を「開」することにより実施する。格納容器ベント操作により，圧力開放板が開放しているため，配管及びフィルタ装置内のガスは大気放出される。窒素ガスによるパージを一定時間（可搬型窒素供給装置流量《約70Nm3/h》において 3 時間）注入し，フィルタ装置水素濃度が「可燃限界濃度（2vol％）以下 ※ 」まで低下することにより窒素ガスによるパージ完了を判断する。
窒素ガスによるパージ完了後は，窒素供給弁{T61-F205}を「全閉」し窒素ガスの供給を停止する。その後は，フィルタ装置水素濃度を測定するとともに，配管内の残留蒸気凝縮により，フィルタ装置内の水の放射線分解により発生する水素の蓄積を防止するためフィルタ装置入口配管内が正圧で維持されていることを確認する。
時間経過に伴い，フィルタ装置入口配管またはフィルタ装置出口配管の水素濃度が上昇した場合には，可搬型窒素供給装置からの窒素ガスによるパージを再度実施する。再パージにより，フィルタ装置水素濃度が「可燃限界濃度（2vol％）以下 ※ 」まで低下を確認後，窒素ガスによるパージを停止する。
（※

窒素ガスによるパージ完了判断値は可燃限界濃度以下の値を設定とする）

窒素ガスによるパージを再度実施するまでの時間余裕を第 4.3－1 表に示
す。

-172-

第 4.3－1 表

窒素ガスパージ再実施時期

格納容器ベント

窒素ガスパージ

実施箇所

再実施時期

ドライウェル側

約 6 日後サプレッション・
チェンバ側

根拠

フィルタ装置出口側配管の水素ガス濃度

約 180 日以上

が可燃限界濃度に到達する時間※「別紙 25

窒素ガスパージに対する考え方」より

ドライウェル側からの格納容器ベントを実施した場合は約 6 日後に水素ガス濃度が可燃限界濃度に到達するが，サプレッション・チェンバ側からの格納容器ベントを実施した場合は約 180 日以上可燃限界濃度に到達しない結果
となった。

-173-

-174-

FE

Ｆ２０９

Ｆ５０２Ａ

PT

FE

圧力計

LT

水位計

流量計

オリフィス

圧力開放板

フィルタ
装置

よう素
フィルタ

PI

ド
レ
ン
タ
ン
ク

H2E

Ｆ２１１

ｐＨ計

pH

パージ用排風機〔Ｆ．Ｏ〕

MO

ドライウェル

二次格納施設Ｆ０２０

サプレッション・
チェンバ

子
炉
圧
力
容
器

〔Ｆ．Ｏ〕

原子炉区域運転階より非常用ガス処理系
排風機へ

MO

AO

AO

MO

〔Ｆ．Ｃ〕

Ｆ０２２

AO

・

Ｆ０１９

〔Ｆ．Ｃ〕

AO

・

AO

Ｆ０７０

MO

Ｆ００１
AO
〔Ｆ．Ｏ〕

可燃性ガス濃度制御系
気水分離器より

非常用ガス処理系
排風機より

〔Ｆ．Ｃ〕

AO

〔Ｆ．Ｃ〕

原子炉区域よりフィルタ装置入口圧力計 MO・窒素ガスによるパージ完了後正圧確認

フィルタ装置出口水素濃度計
・水素濃度により窒素ガスによるパージ完了確認
原

原子炉建屋

H2E

水素濃度計

圧力計

PT

水素濃度計

原子炉区域・
タービン区域〔Ｆ．Ｃ〕
換気空調系排風機へ

AO

フィルタ装置入口水素濃度計
・水素濃度により窒素ガスによるパージ完了確認

・

MO

MO

Ｎ2供給ライン

〔Ｆ．Ｃ〕

AO

・

MO

格納容器圧力逃がし装置窒素ガスによるパージ操作概略図

水位計

LＳ

放射線モニタ

7号炉
RE

圧力開放板

圧力計

Ｎ2ベントライン

第 4.3－3 図

Ｆ５０１

Ｎ2ベントライン

Ｆ２１０

ドレン
移送ポンプ

Ｆ５０２Ｂ

DP

差圧計

Ｆ１０２

Ｎ2供給ラインRE

放射線モニタ

6号炉

大気開放

原子炉建屋

MO

ボンベ

遠隔操作

MO

ボンベ

遠隔操作

遠隔操作

遠隔操作

遠隔操作

ボンベ

遠隔操作

ボンベ

主排気筒

Ｎ2供給ラインＦ２０５

可搬型窒素供給装置

【代替格納容器圧力逃がし装置】
格納容器ベント停止後は，配管内に残留する水素による燃焼防止と，残留蒸気凝縮による配管内の負圧防止のため，代替格納容器圧力逃がし装置の窒素ガスによるパージを実施する。
窒素ガスによるパージは，格納容器圧力逃がし装置と同様の操作を実施する計画である。
操作の詳細については設計に合わせて決定する。

-175-

別紙６
1.

除去性能試験について

超過流量状態における DF 性能について
フィルタベント系統の系統概要図を第 1－1 図に示す。
フィルタベント系統の第二弁については，格納容器ベント操作による急激な格納容器の減圧による格納容器の破損を防止することと，フィルタベント
系統への急激なガスの流れによる機器の破損を防止することが目的で，ベント実施中は開度を『中間開』とする運用としており，有効性評価においても，弁の開度はこのような状態として解析を実施している。
「大ＬＯＣＡ＋全ＥＣＣＳ機能喪失＋ＳＢＯ」シナリオにおける，ベント
ガス流量の評価結果を第 1－2 図に示す。
一方，第二弁を『全開』とした場合，上記より流量は大きくなり，体積流量で約 37,000m3 /h となる。この場合，性能試験の試験範囲を超過してしまう
ことから，新たに 37,000m 3/h の試験を実施した。37,000m3/h 時の除去性能試
験結果を第 1－3 図に示す。
性能試験の結果，体積流量 37,000m 3/h においても，DF は 1,000 以上となることが確認できた。
『中間開』運用
主排気筒

6号炉

RE

放射線モニタAO

原子炉区域・
タービン区域〔Ｆ．Ｃ〕
換気空調系排風機へ

圧力開放板
H2E

Ｎ2ベントライン

7号炉

MO

ボンベ

PT

圧力計

MO
AO

水素濃度計
PI

原子炉区域よりパージ用排風機〔Ｆ．Ｃ〕

非常用ガス処理系
排風機へ

圧力計

MO

遠隔操作
AO

RE

放射線モニタ

水素濃度計

〔Ｆ．Ｏ〕

ボンベ

AO
〔Ｆ．Ｃ〕

H2E

AO

〔Ｆ．Ｏ〕

〔Ｆ．Ｃ〕

・

オリフィス

Ｆ１０２
PT

差圧計

水位計

フィルタ
装置

DP

ド
レ
ン
タ
ン
ク

遠隔操作
遠隔操作
遠隔操作

〔Ｆ．Ｃ〕

Ｆ０１９

ボンベ
MO

LＳ

・
サプレッション・
チェンバ

水位計

LT

MO

Ｆ０７０

AO

原
子
炉
圧
力
容
器

Ｎ2ベントライン

原子炉建屋

遠隔操作

AO

ボンベ

〔Ｆ．Ｃ〕

Ｆ５０２Ａ
Ｆ５０１

Ｆ０２２

MO

pH

MO

ｐＨ計

Ｆ５０２Ｂ

『全開』運用
非常用ガス処理系
排風機より

ドレン

Ｆ０２０
FE

遠隔操作

AO

よう素
フィルタ

圧力開放板

流量計

MO
MO

MO

可燃性ガス濃度制御系

Ｆ２１１
Ｆ２０９

・

・

〔Ｆ．Ｏ〕

ドライウェルFE

AO

原子炉区域運転階より

Ｎ2供給ライン圧力計

Ｆ００１

二次格納施設

Ｆ２１０

第 1－1 図

-269-

系統概要図

原子炉建屋

Ｎ2供給ライン

20
18

16

流量(ｋｇ/ｓ)

14
12
10
8

6
4
2
0
0

24

48

72

96

120

144

事故後の時間(hr)

第 1－2 図第 1－3 図ベントガス流量評価結果

除去性能試験結果（流量：37,000m 3/h）

-270-

168

枠囲みの内容は商業機密に属しますので公開できません。

2.

フィルタ装置内圧力の DF への影響について
フィルタ装置内圧力の DF への影響を確認するために，フィルタ装置内圧力を 0.1MPa，0.41MPa，0.72MPa（abs）として実施した除去性能試験の結果を
第 2－1 図に示す。
試験条件として，試験粒子は PSL 粒子(粒径 0.05～0.5μm),ガス流量は最小流量相当の 13,500m 3/h，スクラバ水位は 1m としている。
試験の結果，粒子径が 0.2μm 以上の粒子においては，フィルタ装置内の圧力の DF への影響がほぼ認められないことがわかった。

第 2－1 図フィルタ装置内圧力の除染性能への影響-271-

枠囲みの内容は商業機密に属しますので公開できません。

3. 試験のスケール性について【水スクラバ】(1) 実機フィルタ装置と試験用フィルタのボイド率について
7 号炉の格納容器圧力逃がし装置の実機を用いて各ノズルからのガス噴射状態を確認する試験を行った。
試験概要図を第 3－1 図に示す。図に示すように 2 象限分のノズルは閉止し，残り 2 象限にノズル流量計測装置を設置する。これらは 1 象限の半分のノズルに対して計測が可能となっており，ノズル噴射の対称性を考慮すると，全ノズルの流量状態を確認することと同等になると考えられる。
試験は，スクラバ水位を 100mm とし，ブロワーにて 4 象限分に換算して約30,500m 3/h 相当の空気を送気した状態で，噴射状態の目視確認と噴射量の計測を実施した。
試験結果を第 3－2 図に示す。試験結果より，各ノズルからほぼ均一にガスが噴射できていることを確認した。

第 3－1 図

試験概要図

-272-

枠囲みの内容は商業機密に属しますので公開できません。

第 3－2 図

ノズル噴出状況-273-

ここで，実機フィルタ装置と試験装置の比較を第 3－3 図に示す。第 3－3
図に示す通り，試験容器の断面積は実機の 1/140，スクラバノズルは実機が140 本であるのに対し 1 本設置していることから，実機と試験装置で相似則が成立している。
この試験装置を用いて，実機の 1/140 の体積流量のガスを通気し，試験を実施している。
実機においては，ガスが各ノズルからほぼ均一に噴射していることから，実機と試験装置では噴射時のガスの流速は同等になる。そのため，ベントガ
ス噴射直後域では，実機と試験装置でガスの挙動は同様である。また，ベントガス浮上域においては，実機と試験装置では容器断面積の相似則が成立していることから，ボイド率は等しくなると考えられるため，実機と試験装置
でガスの挙動は同様となる。
以上より，フィルタ装置の水スクラバ部においては，本試験装置における性能試験の結果にて，実機の性能を再現できていると考えられる。
(2) 隣接ノズルによる影響について
試験用フィルタは，スクラバノズルが１本のみ設置されているため，実機のように隣接するノズルによる影響は再現できていない。隣接ノズルがある
場合，隣接ノズルのベントガス気泡と合体することにより，気泡が大きくな
り DF が低下する可能性がある。なお，第 3-3 図に記載の気泡細分化装置通過
後のベントガス浮上域においては，気泡細分化装置による整流効果により，隣接ノズルによる合体気泡については細分化されると考えられる。そのため，
隣接ノズルによる合体気泡の影響は，気泡細分化装置に入る前までの領域（第3-3 図に記載のベントガス噴射直後域）に限定されると考えられる。
そこで，第 3-4 図の通り，実機と同じ 50 個孔のノズルと，隣接ノズルの影響を模した 150 個孔のノズルを用いて，ベントガス噴射直後域の気泡について，可視化試験装置により確認した。この 150 個孔のノズルは，ノズル 3 つが非常に近接している場合を模擬している。なお，試験はノズル穴から噴射されるガスの流速を統一（つまり 150 個孔のノズル試験では，50 個孔のノズル試験の 3 倍の流量のガスを送気）し，2Pd 相当流量と最小流量相当の 2 通りのガス流速にて試験を実施した。
試験の結果を第 3-5 図，第 3-6 図に示す。図に示す通り，50 個孔のノズルと 150 個孔のノズルにて，ベントガス噴射直後域の気泡に有意な差はない。
そのため，隣接ノズルのベントガス気泡により気泡が合体して大きな気泡になることによる DF の低下は生じないと考えられる。
以上より，スクラバノズルが１本の試験装置にて，実機の性能は再現できていると考えられる。

-274-

【金属フィルタ】
実機フィルタ装置には，金属フィルタは 128 本設置されている。一方，第3－3 図に示す通り，試験装置は断面積が実機の 1/140 の試験容器に，実機と同じ金属フィルタを 1 本設置している。この試験装置に，実機の 1/140 の体積流量のガスを通気し，試験を実施している。
そのため，金属フィルタ１本当たりの体積流量は，実機と比較して 128/140
倍となっており，金属フィルタを通過するガスの流速が実機よりも小さいことになる。
一方，実機フィルタ装置に流入する放射性微粒子の粒子径分布は 3.2.2.1に示す通りであり，考慮される粒子径の存在領域においては，慣性力による捕捉が主たる捕捉メカニズムとなる。慣性力による捕捉メカニズムにおいては，ガスの流速が大きい程，粒子の捕捉効率は大きくなる。そのため，今回の試験は，金属フィルタ部のガスの流速は実機よりも小さいことから，保守的な評価ができていると考えられる。

【実機】

約４ｍ

【試験装置】

直径約０．３５ｍ
直径０．３５ｍ

金属フィルタ（断面積が実機の１／１４０）【 ベントガス浮上域】

約８ｍ

ベントガス浮上域では，気泡【ベントガス浮上域】
細分化装置の整流効果により，気泡が整流され，実機とベントガス浮上域では，気泡細分化

金属フィルタ（１本）

装置の整流効果により，気泡が整流試験装置でボイド率は等しくなると考えられる。
され，実機と試験装置でボイド率は
なお，可視化試験装置にて気等しくなると考えられることから，
泡の目視観察を行ったとこ

気泡細分化

ろ，気泡細分化装置により装実機と試験装置で条件は等しいと装置考えられる。
いることを確認している。

置内のボイドが均一となって４ｍ

実機と同じものを設置
気泡細分化装置
実機と同じものを設置

ノズル【ベントガス噴射直後域】（１４０本）

ノズル（１本）各ノズルから均一に噴射されていることから，実機と試験装置

実機と同じものを設置

で条件は等しいと考えられる。
実機の体積流量の１／１４０の空気を送気

第 3－3 図実機と試験装置の比較-275-

枠囲みの内容は商業機密に属しますので公開できません。

第 3－4 図第 3－5 図隣接ノズル影響確認試験装置

隣接ノズル影響確認試験結果（2Pd 相当流量）-276-

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第 3－6 図隣接ノズル影響確認試験結果（最小流量相当）【フィルタ容器】
フィルタ装置の容器内への放射性物質の付着量は，容器の体積/表面積の比が小さい程，大きくなる。実機のフィルタ装置と試験用フィルタの容器の体積／表
面積比は，試験用フィルタの方が小さい。そのため，実機よりも試験用フィルタの方が容器内への付着は起こりやすく，その分の DF を過剰に見積もってしまっている可能性がある。
そこで、「別紙 5 エアロゾル計測装置について」にて記載の通り，スクラバ
水を抜き,金属フィルタを取り外した状態で，試験フィルタの容器部の DF を計測したところ，最大で 1.12 であった。そのため,試験用フィルタの容器部における
DF は殆ど見込めないことがわかった。ゆえに，実機のフィルタ装置と試験用フ
ィルタの容器の体積／表面積比が異なることによる影響は非常に小さく，試験用フィルタにて，実機の DF を再現できていると考えられる。

-277-

4.

試験ガスの代表性について
性能試験においては，試験ガスとして空気を用いている。一方，実機においては，水蒸気がベントガスの主成分となる。そのため，性能試験と実機では，条件が異なることとなる。
そこで，空気と水蒸気ではいずれの方が粒子の捕捉効果が大きいかを，粒子の各捕捉メカニズムにおいて確認した。

【慣性力による捕捉】
気体中の粒子の慣性力の大きさを表す値として，『ストークス数』がある。
ストークス数（St）は，下記の式により表される。ストークス数が大きい程，粒子に作用する慣性力は大きく，慣性力による捕捉効果が大きくなると考えられる。

St  Dp2 (  p   / 2)Ccu 0 /(9D f )（１）

ここで，Dp は粒子径，ρ p は粒子密度，ρはガス密度，Cc はスリップ補正係数，
u0 はガスの流速，ηはガス粘度，Df は流体中の代表直径である。また，スリップ補正係数（Cc ）は以下の式により表される。
 1 .1 Cc  1  Kn 1.257  0.4 exp(
)
Kn 


（２）

Kn  2g / D p（３）

g   /(0.499P 8M / RT )（４）となる。なお，T はガス温度，P はガス圧力，M はガス分子量，R は気体定数である。
ここで，試験に用いている常温・常圧の空気と，実機で想定される水蒸気にて，各粒子径におけるストークス数を算出したところ，第 4－1 図，第 4－2
図の通りとなった。第 4－1 図，第 4－2 図の通り，約 0.4μm 以上の粒子径領域であれば，常温・常圧の空気は，水蒸気よりもストークス数が小さいことがわかる。つまり，約 0.4μm 以上の領域であれば，空気の方が水蒸気よりも粒子に作用する慣性力が小さく，空気の方が水蒸気よりも慣性力による粒子捕捉効果が小さいと考えられる。第 4－1 図，第 4－2 図中には有効性評価シナリオ（大 LOCA＋SBO＋ECCS 機能喪失，W/W ベント）時にフィルタ装置に流入する粒-278-

子状放射性物質の粒子径分布を示しているが，粒子径 0.4μm 以上の粒子が大部分を占めている。また，性能試験においても，粒子径 0.4μm 以上の粒子径領域の計測もできている。（第 3.2.2.3－1～3 図参照）
そのため，空気による性能試験は，実機よりも保守的な条件ということとなる。

第 4－1 図

粒径とストークス数（水スクラバ）

第 4－2 図

粒径とストークス数（金属フィルタ）-279-

【重力沈降による捕捉】
気体中の粒子の重力沈降速度（v t）の大きさは，下記の式により表される。
重力沈降速度が大きい程，重力沈降による粒子の捕捉効果は大きくなると考え
られる。

vt 

Cc D p2 (  p   ) g
18

（５）

ここで，Dp は粒子径，ρ p は粒子密度，ρはガス密度，g は重力加速度，η
はガス粘度，Cc はスリップ補正係数（（２）式）である。
ここで，試験に用いている常温・常圧の空気と，実機で想定される水蒸気にて，各粒子径における重力沈降速度を算出したところ，第 4－3 図の通りとなった。第 4－3 図の通り，約 0.4μm 以上の粒子径領域であれば，常温・常圧の空気は，水蒸気よりも重力沈降速度が小さいことがわかる。つまり，約 0.4μm 以上の領域であれば，空気の方が水蒸気よりも粒子に作用する重力沈降速度が小さく，空気の方が水蒸気よりも重力沈降による粒子捕捉効果が小さいと考えられる。第 4－3 図中には有効性評価シナリオ（大 LOCA＋SBO＋ECCS 機能喪失，W/W ベント）時にフィルタ装置に流入する粒子状放射性物質の粒子径分布を示しているが，粒子径 0.4μm 以上の粒子が大部分を占めている。また，性能試験においても，粒子径 0.4μm 以上の粒子径領域の計測もできている。
（第3.2.2.3－1～3 図参照）
そのため，空気による性能試験は，実機よりも保守的な条件ということとな
る。

-280-

第 4－3 図

粒径と重力沈降速度【ブラウン拡散による捕捉】
気体中の粒子のブラウン運動の激しさを表す値として，『 拡散係数』がある。
拡散係数（D）は，下記の式により表される。拡散係数が大きい程，粒子のブラウン運動は激しくなることから，ブラウン拡散による捕捉効果が大きくなると考えられる。
DCc kT
3D p（６）

ここで，k はボルツマン定数，T はガス温度，ηはガス粘度，Cc はスリップ補正係数（（２）式）である。
ここで，試験に用いている常温・常圧の空気と，実機で想定される水蒸気にて，各粒子径における拡散係数を算出したところ，第 4－4 図の通りとなった。
第 4－4 図の通り，約 0.1μm 以上の粒子径領域であれば，常温・常圧の空気は，
水蒸気よりも拡散係数が小さいことがわかる。つまり，約 0.1μm 以上の領域
であれば，空気の方が水蒸気よりも粒子のブラウン運動は激しくないことから，
空気の方が水蒸気よりもブラウン拡散による粒子捕捉効果が小さいと考えられる。第 4－4 図中には有効性評価シナリオ（大 LOCA＋SBO＋ECCS 機能喪失，
W/W ベント）時にフィルタ装置に流入する粒子状放射性物質の粒子径分布を示-281-しているが，粒子径 0.1μm 以上の粒子が大部分を占めている。また，性能試
験においても，粒子径 0.1μm 以上の粒子径領域の計測もできている。（第3.2.2.3－1～3 図参照）
そのため，空気による性能試験は，実機よりも保守的な条件ということとなる。

第 4－4 図

粒径と拡散係数【水蒸気凝縮による捕捉】
水蒸気がスクラバ水中へ流入する時，水蒸気の凝縮が起こり，凝縮による水蒸気の体積の減少分に相当する粒子が捕捉される。一方，空気は非凝縮性であるため，空気を用いた性能試験においては，ガスの凝縮による捕捉効果は見込めない。そのため，空気を用いた性能試験は，実機よりも保守的な条件ということとなる。
【熱泳動による捕捉】
ベントガスは，格納容器から急減圧されてフィルタ装置へ流入するため，過熱蒸気となっている。一方，スクラバ水はフィルタ装置内の圧力に準じた飽和温度以上にはならないことから，ベントガスの方がスクラバ水よりも高温の状態となっている。そのため，この温度勾配による熱泳動により，粒子が捕捉される。
性能試験においては，常温の空気を用いていることから，空気とスクラバ水の温度は等しい。そのため，常温の空気を用いた性能試験においては，熱泳動-282-

による捕捉効果は見込めないことから，実機よりも保守的な条件ということとなる。
以上より，フィルタ装置のそれぞれの捕捉メカニズムにおいて，空気の方が水蒸気よりも粒子の捕捉効果は劣ることから，空気を用いた性能試験は保守的であると考えられる。

-283-

5． スクラバ下限水位時のフィルタ装置の性能
フィルタ装置の運用水位の下限値は，スクラバ上端から 500mm の位置に設定している。下限水位時におけるフィルタ装置の DF 性能を確認するため，スクラ
バ水位を下限水位（スクラバ上端から 500mm）に設定し，除去性能確認試験を実施した。なお,ガスの流量は最小流量相当ならびに 2Pd 相当流量の 2 ケースにて試験を実施した。
試験結果を第５－１図，第５－２図に示す。また，比較としてスクラバ上端から 1000mm の時の試験結果も同一図にプロットする。試験結果より，スクラバ
水位が下限水位であっても，スクラバ水位上端から 1000mm とほぼ同等の DF が確保できることが確認できた。

第 5－1 図下限水位時

DF 性能試験結果（最小流量相当）

第 5－2 図下限水位時

DF 性能試験結果（2Pd 相当流量）-284-

6．オーバーオール DF
フィルタ装置の DF 性能では，第 6-1～3 図に示す通り，各流量に対して，各粒径における DF を評価してきた。

2.0
1.8

100,000

1.6
1.4
1.2

1,000

1.0
0.8

100

0.6
0.4

10

0.2
1
1.0
2.0
3.0
粒径（空気動力学径）[μm]

第 6-1 図

TiO2

Fe2O3

38.1hW/Wベント時
粒径分布

4.0

DF 性能試験結果（2Pd 相当流量）

1,000,000

2.0
1.8

100,000

1.6

1.4

10,000

粒径別DF[-]

PSL

0.0
0.0

1.2
1,000

1.0
0.8

100

0.6
0.4

10

0.2
1

粒子状放射性物質の確率密度関数[-]

粒径別DF[-]

10,000

粒子状放射性物質の確率密度関数[-]

1,000,000

PSL

TiO2

Fe2O3

粒子状放射性物
質の分布

0.0
0.0

1.0
2.0
3.0
粒径（空気動力学径）[μm]

第 6-2 図4.0

DF 性能試験結果（1Pd 相当流量）

-285-

2.0

1.8
100,000

1.6
1.4

粒径別DF[-]

10,000

1.2
1,000

1.0
0.8

100

0.6
0.4

10

0.2
1

粒子状放射性物質の確率密度関数[-]

1,000,000

PSL
TiO2
Fe2O3
38.1hW/Wベント
時粒径分布

0.0
0.0

1.0
2.0
3.0
粒径（空気動力学径）[μm]

第 6-3 図4.0

DF 性能試験結果（最小流量相当）

一方，フィルタ装置に流入するエアロゾルは，粒径分布を持ったものであり，フィルタ装置の DF の評価は，流入するエアロゾルに対して，オーバーオールでどの程度低減されたかを示す必要がある。
そこで，有効性評価シナリオである大 LOCA＋SBO＋ECCS 機能喪失シナリオのW/W ベントと D/W ベントにおいて，各流量におけるオーバーオールの DF を評価する。
まず，大 LOCA＋SBO＋ECCS 機能喪失シナリオの W/W ベントと D/W ベントにおける，フィルタ装置に流入するエアロゾル粒径分布は，第 6-4 図，第 6-5 図の通りとなる。
確率密度関数0.8

確率密度[-/μm]

0.7

確率密度関数 ※

0.6
0.5
0.4

0.3
0.2
0.1
0
0.1

1

10

100

空気動力学径[μm]※第 6-4 図質量分布にて表現している。

エアロゾル粒径分布（大 LOCA＋SBO＋ECCS 機能喪失，W/W ベント）-286-

確率密度関数0.3
確率密度関数 ※

確率密度[-/μm]

0.25
0.2
0.15

0.1
0.05
0
0.1

1

10

100

空気動力学径[μm]※

第 6-5 図質量分布にて表現している。

エアロゾル粒径分布（大 LOCA＋SBO＋ECCS 機能喪失，D/W ベント）

次に，フィルタ装置の DF 性能線を作成する。第 6-4 図,第 6-5 図より，フィル
タに流入するエアロゾルの粒径分布は，約 0.7μm 以上の領域に分布している。そのため，DF 計測試験結果のうち，TiO2 のデータが有効であると考える。そこで，
DF 計測試験結果のうち，TiO2 のデータのみを抜き出し，保守的に DF の下限値で包絡する線を作成，それを DF 性能線とする。また，DF データが存在しない大粒
径の DF は，保守的に存在する最大粒径における DF する。
以上より，DF 性能線を作成すると，第 6-6～8 図の通りとなる。

1,000,000
100,000

粒径別DF[-]

10,000
TiO2

1,000
100
10
1
0.0

1.0
2.0
3.0
粒径（空気動力学径）[μm]

第 6-6 図4.0

DF 性能線（2Pd 相当流量）

-287-

性能線

1,000,000
100,000

粒径別DF[-]

10,000
TiO2

1,000

性能線

100
10
1
0.0

1.0
2.0
3.0
粒径（空気動力学径）[μm]

第 6-7 図4.0

DF 性能線（1Pd 相当流量）

1,000,000
100,000

粒径別DF[-]

10,000

TiO2

性能線

1,000
100
10

1
0.0

1.0
2.0
3.0
粒径（空気動力学径）[μm]

第 6-8 図4.0

DF 性能線（最小流量相当）

最後に，第 6-4 図，第 6-5 図の粒子径分布の粒子に対して，第 6-6～8 図に示す DF 性能線を用いて，(1)式によりフィルタ装置のオーバーオールの DF を算出
すると，第 6-1 表の通りとなった。

-288-

(1)
DF(Dp)は，粒径 Dp におけるフィルタ装置の DF
M(Dp)は，フィルタ装置に流入する粒径 Dp のエアロゾルの総質量

第 6-1 表オーバーオール DF（下限包絡性能線）

シナリオ
大 LOCA＋SBO＋ECCS 機能喪失，
W/W ベント
大 LOCA＋SBO＋ECCS 機能喪失，
D/W ベント

ガス流量

オーバーオール DF

2Pd 相当流量

34110

1Pd 相当流量13342

最小流量相当9856

2Pd 相当流量40858

1Pd 相当流量13728

最小流量相当20323

第 6-1 表より，大 LOCA＋SBO＋ECCS 機能喪失シナリオにおけるフィルタ装置のオーバーオールの DF は，1000 を大幅に上回っていることが確認できた。
また，第 6-1 表の W/W ベントと D/W ベントの評価結果を比較するとわかるように，粒子径分布が小粒径側にシフトするとオーバーオール DF は低く，粒子径分布
が大粒径側にシフトするとオーバーオール DF は高くなる。
なお，大 LOCA＋SBO＋ECCS 機能喪失シナリオの D/W ベントにおいては，最小流量相当の方が，1Pd 相当流量よりもオーバーオール DF が大きくなっている。これは，第 6-7 図，第 6-8 図より，最小流量相当の方が DF を計測できている粒子径が大きく，DF データが存在しない大粒径の DF を大きく見積もることができているためである。
一方，上記評価においては，DF データが存在しない大粒径の DF は，データが存在する最大粒径の DF であるとし，オーバーオール DF を算出している。しかし，実際は今回 DF データが存在しない 1.0μm 程度以上の粒子径領域の粒子においては，粒子径が大きい程 DF も大きくなる。
そこで，より現実的な評価として，DF データをフィッティングするカーブを作成し，それを DF 性能線とし，DF データが存在しない粒子径領域の DF についても，
この DF 性能線上の DF であるすることで，オーバーオールの DF を算出することとする。フィッティングカーブを作成する際の DF データは，保守的に各粒子径における最小値を用いることとする。フィッティングカーブは第 6-9～11 図の通りとなる。これを DF 性能線とする。

-289-

実機最大流量1,000,000

2.0

100,000

1.6
1.4

粒径別DF[-]

10,000

1.2

1,000

1.0
0.8

100

0.6
0.4

10

粒子状放射性物質の存在割合[-]

1.8
TiO2
最小値
近似式
38.1hW/Wベント時
粒径分布

0.2
1

0.0
0.0

1.0
2.0
3.0
粒径（空気動力学径）[μm]

第 6-9 図4.0

DF 性能線（2Pd 相当流量）

1Pd流量
1,000,000

2.0

100,000

1.6

1.4

粒径別DF[-]

10,000

1.2

1,000

1.0
0.8

100

0.6
0.4

10

粒子状放射性物質の存在割合[-]

1.8

0.2
1

0.0

0.0

1.0
2.0
3.0
粒径（空気動力学径）[μm]

第 6-10 図

4.0

DF 性能線（1Pd 相当流量）

-290-

TiO2
最小値
近似式
38.1hW/Wベント時
粒径分布

最小流量
2.0

1,000,000
100,000

1.6
1.4

粒径別DF[-]

10,000

1.2

1.0

1,000

0.8
100

0.6
0.4

10

粒子状放射性物質の存在割合[-]

1.8

TiO2

最小値
近似式
38.1hW/Wベント時
粒径分布

0.2
0.0

1
0.0

3.0
2.0
1.0
粒径（空気動力学径）[μm]

第 6-9 図4.0

DF 性能線（最小流量相当）

これらの DF 性能性を用いて，第 6-4 図，第 6-5 図の粒子径分布の粒子に対して，(1)式によりフィルタ装置のオーバーオールの DF を算出すると，第 6-2 表の通りとなった。
第 6-2 表オーバーオール DF（フィッティング性能線）

シナリオ
大 LOCA＋SBO＋ECCS 機能喪失，
W/W ベント
大 LOCA＋SBO＋ECCS 機能喪失，
D/W ベント

ガス流量

オーバーオール DF

2Pd 相当流量

91689

1Pd 相当流量

117459最小流量相当10199

2Pd 相当流量

417803

1Pd 相当流量

546628最小流量相当54584

第 6-2 表によるオーバーオール DF は，第 6-1 表と比較し大幅に大きくなっているが，第 6-2 表の値がより確からしい実力値であると考える。また，第 6-1 表の評価方法は非常に保守的であることがわかる。

-291-

枠囲みの内容は商業機密に属しますので公開できません。

7．蒸気を用いた性能試験
これまでの DF 性能試験では，試験ガスとして常温の空気を用いて試験を実施してきた。これは，「4. 試験ガスの代表性について」に記載の通り，蒸気よりも空気の方がフィルタ装置の粒子捕捉メカニズムを考慮すると DF 性能に対して保守的であるという考察を基にした設定である。
一方，実機ベントガスの主成分は蒸気であることから，蒸気による DF 性能試
験についても実施した。試験設備の構成を第 7-1 図に，試験条件を第 7-1 表に示す。

第 7-1 図

試験概要図（蒸気性能試験）-292-

第 7-1 表

蒸気試験条件一覧表

項目

条件

試験装置

・実機高さ試験装置

試験ガス・蒸気＋空気（エアロゾル送気用）
・試験時蒸気割合：約 95%（2Pd 相当流量）
約 88%（最小流量相当）

スクラバ水位
ガス・スクラバ水温度
ガス体積流量試験エアロゾル

・1ｍ
・約 100℃
・2Pd 相当流量
・最小流量相当
・TiO2

上記の条件にて試験を実施した結果，蒸気試験におけるの DF は第 7-2 図，第7-3 図の通りとなった。これらより，蒸気試験における DF の方が，空気試験における DF よりも大きいことがわかり，フィルタ装置はベントガスが蒸気の条件においても，十分な性能を有していることが確認できた。また，「4. 試験ガスの代表性について」にて理論的に示した通り，空気試験は蒸気試験よりも保守的であることが確認できた。なお，空気試験については蒸気試験と条件を合わせる
ため，実機高さ試験装置にて計測した DF を記載している。

第 7-2 図蒸気性能試験結果（2Pd 相当流量）-293-

第 7-3 図

蒸気性能試験結果（最小流量相当）-294-

8．試験条件の網羅性
格納容器圧力逃がし装置使用時にフィルタ装置に作用する物理パラメータには，スクラバ水位，スクラバ水温，ベントガス性状，ベントガス流量，フィルタ
装置内圧力がある。また，フィルタ装置には，粒子径分布をもったエアロゾルが流入する。
これらフィルタ装置に作用する物理パラメータについては，下記の通り実機条件を網羅するか，もしくは実機よりもエアロゾル除去性能（DF）が小さく保守的な条件を，試験条件として設定している。
【スクラバ水位】
スクラバ水位は高い程 DF は大きくなる。フィルタ装置使用中は，スクラバ水
位変動要因としてベントガスに含まれる水蒸気の凝縮の影響が支配的となり,ス
クラバ水位は上昇する。そのため，スクラバ水位が初期水位の 1ｍ以下となることはない。そのため，保守的にスクラバ水位は 1ｍを試験における基本条件とする。
一方，スクラバ水の運用上の最低水位は 0.5ｍとしている。そのため，スクラ
バ水位 0.5ｍにおける試験も実施し，DF は所望の性能を満たせることを確認している。（『5．スクラバ下限水位時のフィルタ装置の性能』参照）【スクラバ水温】
スクラバ水温は低い程水蒸気凝縮や熱泳動によるメカニズムによる DF は大きくなる。試験における基本条件としては常温とするが，試験ガスとして水蒸気凝縮や熱泳動による DF を見込めない常温空気と組み合わせて試験を実施することから，保守的な条件となる。
一方，スクラバ水高温状態における条件として，水温を飽和温度まで昇温し，試験ガスとして水蒸気と組み合わせた試験を実施し，基本条件として設定したス
クラバ水常温＋常温空気の条件よりも DF が大きくなることを確認している。
（『7．
蒸気を用いた性能試験』参照）【ベントガス性状】
ベントガスの主成分は水蒸気である。水蒸気は凝縮や熱泳動によるメカニズムが作用すること，ならびに慣性力，重力沈降，ブラウン拡散による各捕捉効果が大きいことから，空気よりも DF は大きくなる（『4. 試験ガスの代表性について』参照）。そのため，試験ガス条件としては常温空気を用いることを基本条件とする。
一方，試験ガス条件として水蒸気を用いた試験を実施し，基本条件である常温空気の条件よりも DF が大きくなることを確認している。
（『7．蒸気を用いた性能試験』参照）-295-

【ベントガス流量】
ベントガス流量については，実機にて想定される体積流量を網羅するよう，試験条件を設定している。
また，実機では二次隔離弁は中間開度に設定してベントを行うが，仮に二次隔離弁を全開とした場合の流量においても試験を実施し，DF は所望の性能を満たせることを確認している。
（『1. 超過流量状態における DF 性能について』参照）【フィルタ装置内圧力】
フィルタ装置内圧力については，基本条件として常圧条件とした。
一方，フィルタ装置内圧力が DF へ与える影響を確認するため，フィルタ装置
内圧力を 0.31MPa，0.62MPa（gage）に加圧した状態で試験を実施し，実機で想定される径の粒子においては，フィルタ装置内圧力が DF へ与える影響はないことを確認している。（『2. フィルタ装置内圧力の DF への影響について』参照）
第 8-1 表フィルタ装置物理パラメータと試験条件

物理パラメータ

実機条件

試験条件

【実機運転時変動範囲】

スクラバ水位

1m～2.2m【基本条件】
1m【設定下限水位】【最低水位条件】

0.5m

0.5m
【基本条件】

スクラバ水温

【実機運転時変動範囲】

常温

常温～飽和温度【高温条件】
飽和温度【基本条件】

ベントガス性状【実機運転時条件】

常温空気

水蒸気（主成分）【蒸気条件】
水蒸気【基本条件】

ベントガス流量【実機運転時変動範囲】

33000 m ３ /h 相当

３14500m /h～33000m /h

27000 m ３ /h 相当【超過流量（二次隔離弁全開）】

13500 m ３ /h 相当

３３37000m /h【超過流量条件】
37000 m ３ /h 相当【基本条件】【実機運転時変動範囲】

フィルタ装置内圧力

0.03MPa(gage)～0.5MPa(gage)

常圧【圧力影響確認試験】
0.31MPa(gage)
0.62MPa(gage)-296-

【エアロゾル粒径分布】
大 LOCA＋SBO＋ECCS 機能喪失シナリオの W/W ベントならびに D/W ベント時のフィルタ装置に流入するエアロゾル粒径は第 8-1,2 図の通りとなる。W/W ベントにおいては約 0.7μm～約 3.5μm，D/W ベントにおいては約 0.7μm～約 10μm の範囲で粒子が分布している。なお，第 8-1,2 図にて粒子径を空気動力学径 ※１ にて示しており，物理径から空気動力学径へ換算するときの粒子密度としては，保守的にベント時にフィルタ装置に流入する主要核種のうち，密度の小さい CsOH の値を設定している。
確率密度関数0.8

確率密度[-/μm]

0.7

確率密度関数

0.6
0.5

0.4
0.3
0.2
0.1
0
0.1

1

10

100

空気動力学径[μm]第 8-1 図エアロゾル粒径分布（大 LOCA＋SBO＋ECCS 機能喪失,W/W ベント）
確率密度関数0.3

確率密度[-/μm]

0.25

確率密度関数

0.2

0.15
0.1
0.05
0

0.1

1

10

100

空気動力学径[μm]

第 8-2 図エアロゾル粒径分布（大 LOCA＋SBO＋ECCS 機能喪失,D/W ベント）

また，試験にて使用しているエアロゾルの粒径分布を第 8-3 図に示す。第 8-3
図より，約 3.5μm までは粒子個数が 1000 個を超えており，DF1000 を計測可能である。フィルタ装置の捕捉メカニズムには拡散効果，慣性効果，重力沈降等が考えられるが，拡散効果以外の慣性効果，重力沈降速度等は，粒子径が大きい程 DF
が大きくなる方向へ寄与する。拡散効果は粒子径が小さい程 DF が大きくなる方向に寄与するが，拡散による粒子捕捉効果が得られるのは，約 0.1～0.2μm よりも小さい粒子である。そのため，実機で想定される約 0.7μm 以上の粒子に対しては，拡散による捕捉効果は非常に小さく，それ以外の慣性力等のメカニズムによる捕-297-

捉が支配的である。よって，実機で想定される粒子径領域においては，粒子径が大きい程 DF は大きくなると考えられる。フィルタ装置に流入するエアロゾルは3.5μm より大きいものも含まれるが，その DF は試験用エアロゾルで網羅できている小さい粒子径における DF よりも小さくなることはない。したがって，試験用エアロゾルが実機に流入するエアロゾルの粒径分布の大粒径側を網羅できていな
くても，DF を保守的に評価することは可能である。

代表的な入口粒径分布（TiO2，個数分布）

計測個数[-]

100,000

50,0001000

入口粒径分布

0
0.0

1.0

2.0

3.0

4.0

粒径（空気動力学径）[μm]

第 8-3 図試験用エアロゾルの粒径分布※１空気動力学径異なる密度の粒子を同じ空気動力学特性を持つ密度 1g/cm 3 の粒子に規格化したものであり，空気動力学径が同じであれば，その粒子は密度や物理的な大きさとは関係なく，同じ空気動力学的挙動を示す。
上記の特性から，フィルタ装置の性能評価においては，粒子の径として空気動力学径を用いている。
なお，物理的な粒子径を空気動力学径へ変換する際は，物理的な粒子径に粒子密度の平方根を乗じることで算出している。

-298-

別紙１９ 格納容器圧力逃がし装置と他系統との隔離について
1 他系統の接続位置
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，換気空調系ならびに耐圧強化ベント系が接続されている。非常用ガス処理系と換気空調系との接続箇所は，第 1 図に示す通り一次隔離弁と二次隔離弁の間となっている。また，耐圧強化ベント系は二次隔離弁とフィルタ装置入口弁との間に接続され，耐圧強化ベント系には非常用ガス処理系が接続されている。また，格納容器圧力逃がし装置とそれぞれの系統を隔離する弁は各２弁ずつ設置し，格納容器圧力逃がし装置使用中に，格納容器圧力逃がし装置と確実に隔離できるようにし，ベントガスに含まれる水素が原子炉建屋に回り込むことを防止する設計としている。
非常用ガス処理系
換気空調系
排風機へ
パージ用排風機へ

ドライウェル

AO

②

④

原
子
炉
圧
力
容
器

AO

③

AO

①
MO

オリフィス

圧力開放板

圧力開放板

AO

フィルタ装置よう素フィルタ

格納容器圧力逃がし装置放出口（原子炉建屋頂部）

AO

⑤

AO

耐圧強化ベント放出口（主排気筒）

MO

サプレッション・
チェンバ

⑥ MO

非常用ガス処理系
排風機より

MO

第1図

格納容器圧力逃がし装置⑦

接続他系統概略構成図

２

格納容器圧力逃がし装置運用時に他系統隔離弁が受ける負荷
炉心損傷後に格納容器圧力逃がし装置を運用する場合，まず二次隔離弁を「調整開」とし，次に一次隔離弁を「開」とすることで，格納容器ベントを開始する。
そのため，格納容器圧力逃がし装置に接続される非常用ガス処理系，換気空調系，ならびに耐圧強化ベント系と格納容器圧力逃がし装置を隔離している弁は，一次隔離弁を「開」操作し，格納容器ベントを開始するタイミングで，ベントガスと接することとなる。
ここで，格納容器圧力逃がし装置と他系統を隔離している弁の部分におけるベントガスの温度・圧力は，格納容器から当該弁までの配管部におけるエネルギ損
失により，格納容器の温度・圧力よりも小さな値となる。大 LOCA+SBO+ECCS 機能喪失シナリオにおける格納容器の温度・圧力の推移は第 2，3 図の通りとなる。
第 2 図より，格納容器の温度はベント開始後 200℃以下となる。そのため，格
納容器圧力逃がし装置と他系統を隔離している弁が晒される温度も 200℃以下となる。また，第 3 図より，格納容器の圧力はベント開始直前に PCV の設計圧力の2 倍となるが，ベント開始後は即座に圧力が降下している。そのため，格納容器-358-

圧力逃がし装置と他系統を隔離している弁が晒される圧力も PCV の設計圧力の 2倍以下となる。

300
ドライウェル

ベント開始

サプレッション・チェンバ

格
納
容
器
内
温
度

格納容器限界温度（200℃）

200

（℃）
100

0
0

12

24

36

48

60

72

84

96

108

120

132

144

156

168

事故後の時間（ｈ）
JOB No.MA404K-7AE--SECS001

第2図

格納容器温度推移（大 LOCA+SBO+ECCS 機能喪失シナリオ）

0.8

ベント開始

ドライウェルサプレッション・チェンバ

格納容器限界圧力（620ｋPa）
0.6
格
納
容
器
内
圧
力

0.4

（MPa[gage]）

0.2

0
0

12

24

36

48

60

72

84

96

108

120

132

144

156

168

事故後の時間（ｈ）
JOB No.MA404K-7AE--SECS001

第3図

格納容器圧力推移（大 LOCA+SBO+ECCS 機能喪失シナリオ）

-359-

0.8

PRB(2)
ドライウェルPRB(4)
サプレッション・チェンバ

0.6

格
納
容
器
内
圧
力

0.4

（Mpa[gage]）
0.2

0.0
37

37.5

38

38.5

39

39.5

40

事故後の時間（ｈ）

第4図

格納容器圧力推移（ベント初期部拡大）

一方，格納容器圧力逃がし装置と他系統を隔離する①～⑥の弁は，弁シール材に EP ゴムを用いたバタフライ弁としている。EP ゴムシール材のバタフライ弁については，200℃・PCV 設計圧力の 2 倍の圧力に晒した状態において，シール機能を確保可能であることを確認している。そのため，格納容器圧力逃がし装置と他系統を隔離する弁のシール機能は確保可能である。また，シール機能をより強化するため，各弁のシール材をより耐環境性に優れた改良 EPDM へ変更する。⑦の弁は玉型弁であり，弁座シールはメタルタッチであることから，耐温度，耐圧力性能は非常に高く（圧力クラス 600LB），格納容器圧力逃がし装置使用時において，弁のシール機能を確保可能である。
格納容器圧力逃がし装置と他系統を隔離する弁の駆動方式，状態，圧力クラス，
採用理由について第 1 表にまとめる。第 1 表に記載の通り，格納容器圧力逃がし装置から他系統を隔離する１つめの弁（一次隔離弁）については，事故時に確実に「閉」動作するよう，Failure Close の空気駆動弁を採用している。
また，格納容器圧力逃がし装置と他系統を隔離する弁は，全て圧力クラスを150LB，ならびに 600LB としており，第 5，6 図に示す通り 200℃・PCV 設計圧力の2 倍の圧力は，許容圧力を下回る。そのため，200℃・PCV 設計圧力の 2 倍の圧力に対して，耐圧部の強度に問題はない。
以上より，格納容器圧力逃がし装置と他系統を隔離する弁は，晒される環境条件に対して，隔離機能を有すると考える。

-360-

第1表

格納容器圧力逃がし装置に接続している他の系統の隔離弁
一次隔離弁

系統名称

駆動方式
状態

圧力
クラス
[LB]

二次隔離弁
駆動方式
状態

圧力

採用理由

クラス
[LB]

■ 既設空気駆動弁（一次隔離弁）
系統の隔離機能が要求される観点から，FC の空気駆動弁が採用
換気空調系

空気

NC

①②

駆動

FC

150

手動
駆動

されている。
NC

150■ 新設手動駆動弁（二次隔離弁）
格納容器圧力逃がし装置から換
気空調系の隔離を確実にする観点から，通常時「閉」の手動駆動弁を新設する。
■ 既設空気駆動弁（一次隔離弁）
系統の隔離機能が要求される観点から，FC の空気駆動弁が採用

非常用ガス
処理系
③④

空気

NC

駆動

FC

150

手動
駆動

されている。
NC

150■ 新設手動駆動弁（二次隔離弁）
格納容器圧力逃がし装置から非常用ガス処理系の隔離を確実にする観点から，通常時「閉」の手動駆動弁を新設する。

電動
耐圧強化
ベント系
⑤⑥⑦

空気

NC

駆動

FC

駆動

■ 新設空気駆動弁（一次隔離弁）
NC

150

点から，FC の空気駆動弁が採用

150
電動
駆動

系統の隔離機能が要求される観されている。

NO

600■ 既設電動駆動弁（二次隔離弁）
電動駆動弁が採用されている。

-361-

4
3.5

1.03MPa圧力級(SCPL1)の許容圧力

圧力（MPa）

3
2.5
2
1.5
1
200℃・2Pd

0.5
0
0

50

100

150

200
温度（℃）

250

300

350

400

第 5 図 150LB 級バタフライ弁の設計上の許容圧力確認結果（出展：JSME 設計・建設規格 2005 年版/2007 追補版）

14
4.13MPa圧力級（S28C）の許容圧力

圧力（MPa）

12
10

8
6
4
2
200℃，2Ｐｄ

0

0

50

100

150

200

250

300

350

400

温度（℃）

第 6 図 600LB 級バタフライ弁の設計上の許容圧力確認結果（出展：JSME 設計・建設規格 2005 年版/2007 追補版）

-362-

３．分岐点から他系統隔離弁までの位置関係及び水素滞留について
6 号炉及び 7 号炉について，格納容器圧力逃がし装置と接続される他系統との隔離弁までの配管口径及び容積等を第 2 表，系統図を第 7 図，鳥瞰図を第 8
図及び第 9 図に示す。
ベント時において，これら他系統と隔離弁までの閉止空間における水素滞留の評価を「BWR 配管における混合ガス（水素・酸素）蓄積防止に関するガイド
ライン（第 3 版）」に基づき実施した。
評価の結果，6 号炉の換気空調系の隔離弁までの配管，及び耐圧強化ベント
系への二次隔離弁及び二次隔離弁バイパス弁までの配管，及び 7 号炉の耐圧強化ベント系への二次隔離弁バイパス弁までの配管については，水平枝管であり閉止端までの長さが短いため，水素が蓄積することはない。
一方，6 号炉及び 7 号炉の非常用ガス処理系の隔離弁までの配管，及び 7 号
炉の耐圧強化ベント系への二次隔離弁までの配管については，水平及び上向きで分岐する組合せ枝管であり閉止端までの長さが長いため，水素が滞留する可能性がある。そのため，ベント時に水素を連続してベントの主ラインに排出させるベントラインを設置し，水素が蓄積することのない設計とする。
また，7 号炉においては，W/W ベント時に D/W 側一次隔離弁までの配管合流部において水素が滞留する可能性がある。そのため，W/W ベント時に水素を連続してベントの主ラインに排出させるベントラインを設置し，水素が蓄積することのない設計とする。一方で６号炉については， W/W ベント時においては配管合流部より D/W 側一次隔離弁, D/W ベント時においては配管合流部より
W/W 側一次隔離弁までが水平枝管（下り勾配）であるため，水素が蓄積することはない。
上記を踏まえて，水素滞留防止のために設置するベントラインの設置箇所を
第 10 図～第 12 図に示す。

-363-

第2表
号炉

主ラインから他系統と隔離する弁までの配管口径及び容積等

No

系統

①

換気空調系
耐圧強化ベント系②
6（二次隔離弁）耐圧強化ベント系③（二次隔離弁バイパス弁）④

非常用ガス処理系①

換気空調系
耐圧強化ベント系②
7（二次隔離弁）耐圧強化ベント系③（二次隔離弁バイパス弁）

配管

配管長

容積

口径

(m)

(m 3)

550A

0.7

0.2

対策不要

550A

0.8

0.2

対策不要

550A

2.4

0.6

対策不要

400A

2.0

250A

11.8

0.9

ベントライン設置

550A

1.3

0.3

ベントライン設置

550A

3.1

0.8

ベントライン設置

550A

1.1

0.3

対策不要

対応方針

④

非常用ガス処理系

250A

4.5

0.3

ベントライン設置⑤

D/W ベントライン

550A

9.7

2.3

ベントライン設置

主排気筒

6号炉

RE

放射線モニタ

AO

圧力開放板
H2 E

Ｎ2ベントライン

7号炉

MO
〔Ｆ．Ｃ〕

非常用ガス処理系
排風機へ

MO

遠隔操作
AO

RE

ボンベ

AO

放射線モニタ

H2E

ボンベ

PT

圧力計

【① 】換気空調系の隔離弁まで

原子炉区域よりパージ用排風機
AO

水素濃度計
PI

圧力計

水素濃度計

原子炉区域・
タービン区域〔Ｆ．Ｃ〕
換気空調系排風機へ

〔Ｆ．Ｏ〕
〔Ｆ．Ｃ〕

Ｆ００１
AO

原子炉区域運転階より【④】非常用ガス処理系の隔離弁まで

Ｎ2供給ライン

よう素
フィルタ

・

Ｆ１０２

圧力計

差圧計

DP

水位計

LT

ド
レ
ン
タ
ン
ク

〔Ｆ．Ｃ〕

サプレッション・
チェンバ

遠隔操作【③】耐圧強化ベント系への隔離弁
ボンベ（二次隔離弁バイパス弁）まで

AO

〔Ｆ．Ｃ〕

Ｆ０２２

MO

pH

MO

ｐＨ計

ドレン
移送ポンプ

ボンベ
MO

水位計

Ｆ５０２Ｂ

非常用ガス処理系
排風機より【⑤】D/W ベントライン

MO

Ｆ０２０
FE

FE

MO

流量計

Ｆ２１１
二次格納施設

Ｆ２０９

遠隔操作

Ｆ０１９

LＳ

Ｆ５０１

遠隔操作

【②】耐圧強化ベント系への隔離弁
遠隔操作（二次隔離弁）まで

・
原子炉建屋

Ｆ５０２Ａ

MO

Ｆ０７０

AO

原
子
炉
圧
力
容
器

Ｎ2ベントライン

フィルタ
装置

遠隔操作

AO
〔Ｆ．Ｃ〕

オリフィス

PT

AO

〔Ｆ．Ｏ〕

〔Ｆ．Ｏ〕

ドライウェル
圧力開放板

・

・

MO

可燃性ガス濃度制御系
気水分離器より

原子炉建屋

Ｆ２１０

第7図

主ラインから他系統と隔離する弁までの配管系統図-364-

Ｎ2供給ライン【③】閉止端までの長さが短い
ため水素が蓄積することはない
フィルタ装置へ【②】閉止端までの長さが短い
ため水素が蓄積することはない
非常用ガス処理系へ
非常用ガス処理系側隔離弁

二次隔離弁
バイパス弁

【①】閉止端までの長さが短いため水素が蓄積することはない

二次隔離弁

換気空調系側隔離弁

一次隔離弁（D/W 側）換気空調系へ

ドライウェルより【⑤】水平配管のため水素が蓄積することはない【④】閉止端までの長さが長いため，ベント時に水素を連続して主ラインに排出させるベントラインを設置

サプレッションチェンバより一次隔離弁（W/W 側）

第8図

主ラインから他系統と隔離する弁までの配管鳥瞰図（６号炉）

フィルタ装置へ

排気筒へ

二次隔離弁

【②】閉止端までの長さが長いため，
ベ ン ト 時に 水 素を 連 続し て主 配 管 に排出させるベントラインを設置

換気空調系側隔離弁

非常用ガス処理系へ
二次隔離弁
バイパス弁

【③】閉止端までの長さが短いため水素が蓄積することはない
非常用ガス処理系側隔離弁

換気空調系へ【①】閉止端までの長さが長いため，ベント時に水素を連続して主配管に排出させるベ
ントラインを設置【⑤】閉止端までの長さが長いため，ベント時に水素を連続して主配管に排出させるベントラインを設置

第9図【④】閉止端までの長さが長いため，ベント時に水素を連続して主配管に排出させるベントラインを設置
一次隔離弁（D/W 側）

ドライウェルより一次隔離弁（W/W 側）

サプレッションチェンバより主ラインから他系統と隔離する弁までの配管鳥瞰図（7 号炉）-365-

フィルタ装置入口弁

フィルタ装置へ耐圧強化ベント弁

排気筒へ
換気空調系側隔離弁

二次隔離弁

TP.28550

TP.27650

TP.27500

非常用ガス
処理系へ

非常用ガス処理系側隔離弁

換気空調系へ

二次隔離弁
バイパス弁

ドライウェル及びサプレッションチェンバより第 10 図非常用ガス処理系及び換気空調系までの配管隔離弁に対するバイパス
ラインの設置位置図（７号炉）

フィルタ装置及び排気筒へ

TP.24100

TP.21500
一次隔離弁（D/W 側）

ドライウェルより
サプレッションチェンバより第 11 図

D/W ベントラインに対するベントラインの設置位置図（７号炉）-366-

フィルタ装置及び排気筒へ
TP.26200

換気空調系側隔離弁

第二隔離弁

第二隔離弁
バイパス弁

TP.24400

換気空調系へ

第 12 図非常用ガス処理系へ

非常用ガス処理系までの配管隔離弁に対するベントラインの設置位置図（６号炉）

-367-

４

格納容器圧力逃がし装置運用時における他系統使用との干渉
格納容器圧力逃がし装置と接続する系統は，換気空調系，耐圧強化ベント系，
非常用ガス処理系がある。（第 13 図参照）
格納容器圧力逃がし装置に接続される換気空調系のラインは，通常時のプラン
ト起動・停止時に格納容器内を窒素・空気に置換するためのものであり，事故時に格納容器圧力逃がし装置と同時に使用することはない。そのため，格納容器圧
力逃がし装置使用時に，格納容器圧力逃がし装置と換気空調系を隔離する①②の弁が「閉」であっても問題はない。
格納容器圧力逃がし装置と耐圧強化ベント系は，③④の弁により使用する系統を選択ことができる。また，格納容器圧力逃がし装置と耐圧強化ベント系は同時に使用することはない。
主排気筒

6号炉

RE

放射線モニタ

H2E

Ｎ2ベントライン

換気空調系

AO

圧力開放板

原子炉区域・
タービン区域〔Ｆ．Ｃ〕
換気空調系排風機へ

水素濃度計
PI

原子炉区域より②

パージ用排風機

7号炉

圧力計

遠隔操作
AO

水素濃度計

〔Ｆ．Ｏ〕

H2E

ボンベ

AO

原子炉区域運転階より

Ｎ2供給ライン〔Ｆ．Ｏ〕

ドライウェル

・

Ｆ１０２

水位計

フィルタ
装置

DP

ド
レ
ン
タ
ン
ク

MO

遠隔操作

Ｆ０７０

遠隔操作
遠隔操作

Ｆ０１９

ボンベ
MO

サプレッション・
チェンバ

遠隔操作

AO

ボンベ

〔Ｆ．Ｃ〕

Ｆ５０２Ａ

Ｆ０２２
Ｆ５０１

MO

非常用ガス処理系
排風機より

ドレン
移送ポンプ

Ｆ０２０
FE

MO

pH

ｐＨ計

Ｆ５０２Ｂ

流量計

Ｆ２１１
Ｆ２０９

遠隔操作

AO

・
原子炉建屋

FE

④

〔Ｆ．Ｃ〕

LＳ

水位計

LT

〔Ｆ．Ｏ〕

・

・

AO

原
子
炉
圧
力
容
器

Ｎ2ベントライン

差圧計

③

AO

AO

よう素
フィルタ

PT

Ｆ００１

〔Ｆ．Ｃ〕

オリフィス

圧力計

非常用ガス処理系

MO

〔Ｆ．Ｃ〕

圧力開放板

MO

〔Ｆ．Ｃ〕

非常用ガス処理系
排風機へ

RE

放射線モニタ

耐圧強化ベント系

①

ボンベ

PT

圧力計

AO

MO

二次格納施設MO
MO

MO

可燃性ガス濃度制御系
気水分離器より

原子炉建屋

Ｆ２１０

第 13 図

格納容器圧力逃がし装置系統概要と他系統隔離弁-368-

Ｎ2供給ライン格納容器圧力逃がし装置と非常用ガス処理系の使用時における系統構成を第14 図に記載する。第 14 図に記載の通り，非常用ガス処理系使用時は原子炉区域
運転階より原子炉建屋内のガスを吸気し，非常用ガス処理系排風機ならびにフィルタを通した後に主排気筒へ排気する。そのため，非常用ガス処理系使用時には，格納容器圧力逃がし装置に接続される非常用ガス処理系のラインは使用しない。
よって，当該ラインに接続される①②弁については，非常用ガス処理系使用時において「閉」となっていても非常用ガス処理系の機能に影響を与えるものではな
い。
主排気筒

6号炉

RE

放射線モニタ

AO

圧力開放板
H2E

Ｎ2ベントライン

原子炉区域・
タービン区域〔Ｆ．Ｃ〕
換気空調系排風機へ

7号炉

MO

ボンベ

PT

圧力計

圧力計

〔Ｆ．Ｃ〕

非常用ガス処理系
排風機へ

MO

遠隔操作

② ①
AO

RE

放射線モニタ

MO
AO

水素濃度計
PI

原子炉区域よりパージ用排風機

水素濃度計

〔Ｆ．Ｏ〕

AO

〔Ｆ．Ｃ〕
H2E

・

・

AO

〔Ｆ．Ｏ〕

遠隔操作

〔Ｆ．Ｏ〕

ドライウェル

〔Ｆ．Ｃ〕

・

オリフィス

Ｆ１０２
PT

差圧計

水位計

フィルタ
装置

DP

ド
レ
ン
タ
ン
ク

遠隔操作

遠隔操作
遠隔操作

〔Ｆ．Ｃ〕

Ｆ０１９

ボンベ
MO

LＳ

・

水位計

LT

MO

Ｆ０７０

AO

原
子
炉
圧
力
容
器

Ｎ2ベントライン

圧力計

AO

よう素
フィルタ

圧力開放板

原子炉建屋

サプレッション・
チェンバ

遠隔操作

AO

ボンベ

〔Ｆ．Ｃ〕

Ｆ５０２Ａ

Ｆ０２２
Ｆ５０１

MO

非常用ガス処理系
排風機より

ドレン
移送ポンプ

Ｆ０２０
FE

MO

pH

ｐＨ計

Ｆ５０２Ｂ

流量計

Ｆ２１１
Ｆ２０９

AO

原子炉区域運転階より

Ｎ2供給ライン

FE

ボンベ

Ｆ００１

二次格納施設MO
MO

MO

可燃性ガス濃度制御系
気水分離器より

原子炉建屋

Ｆ２１０

第 14 図

格納容器圧力逃がし装置，非常用ガス処理系使用時の系統構成

以上より，格納容器圧力逃がし装置と接続する換気空調系，耐圧強化ベント系，
非常用ガス処理系は，格納容器圧力逃がし装置と接続していることで，その系統の機能に影響を与えることのない設計としている。

-369-

Ｎ2供給ライン枠囲みの内容は商業機密に属しますので公開できません。

別紙２７

スクラバ水の設定について【待機時薬液濃度の設定】
水スクラバの無機よう素に対する DF を 1000 以上とするためには，スクラバ水の pH を以上とする必要がある。そのため，スクラバ水の薬液として NaOH を添加することとしている。
一方，ベント中は，以下の 3 つの要因によりスクラバ水の pH は酸性側にシフトする。
（スクラバ水 pH を低下させる要因）① 格納容器からの酸性物質の飛来に伴う水酸化物イオンの消費② 無機よう素のイオン化に伴う水酸化物イオンの消費③ ベントガスに含まれる水蒸気の凝縮によるスクラバ水量の増加に伴う希釈フィルタ装置待機時のスクラバ水薬液濃度は，これらの要因を考慮しても pHが以上を維持できるよう設定する必要がある。
そこで，①～③の要因による水酸化物イオンの消費，希釈量を評価する。
① 格納容器からの酸性物質の飛来に伴う水酸化物イオンの消費格納容器内に敷設されるケーブルの被覆材が，熱ならびに放射線により分解し酸性物質が生じる。この酸性物質がフィルタ装置に流入し，スクラバ水の pH を低下させる。格納容器からフィルタ装置に流入する酸性物質は HCl
で 330[mol] ※1 と評価している。そのため，この酸を中和するため，水酸化物
イオンも 330[mol]消費される。
※1

原子炉圧力容器が破損し，炉心溶融物が下部ドライウェルに落下した場合は，下部ドライウェルが局所的に高温になり，下部ドライウェルに接続されるケーブルの被覆材が熱分解する可能性がある。ここでは，保守的に格納容器内のケーブルの被覆材の全量が熱分解されるものと仮定し，HCl の生成量を評価した。熱分解により生成された HCl については，ドライウェルスプレイにより気相部から除去されるとともに，格納容器内に保持されている間，水蒸気と共にサプレッション・プールに移行し複数回スクラビングを受けることから，ドライウェルスプレイによる除去効
果及びサプレッション・プール水によるスクラビング効果を考慮してフィルタ装置
への流入量を評価した。
なお，格納容器ベント実施後においては，ケーブルが存在する格納容器気相部の線量率が低下することから，放射線分解による HCl の生成量は無視できるものと考
えられる。

-397-

Q = q1×1/(DF1×DF2)= 33000×1/(10×10)= 330[mol]Q：HCl の流入量[mol]q1：熱分解による HCl 発生量(33000)[mol]DF1：ドライウェルスプレイによる除去係数（10: CSE 試験に基づき設定）[-]DF2：サプレッション・プールでのスクラビングによる除去係数(10: 発電用軽水型原子炉の安全評価に関する審査指針（平成 2 年 8 月 30 日
原子力安全委員会決定 一部改訂 平成 13 年 3 月 29 日 原子力安全委員会))[-]② 無機よう素のイオン化に伴う水酸化化物イオンの消費
スクラバ水にて無機よう素を捕捉する際には，下記の化学反応式に記載の通り，1[mol]の無機よう素を捕捉するためには，2mol の水酸化物イオンが消費される。
3I2+6OH - → 5I-+IO3 -+3H2O
今，フィルタ装置に流入する無機よう素量は，5.22[mol] ※2 と評価している。そのため，この無機よう素を捕捉するため，水酸化物イオン 10.44[mol]が消費される。
※2

無機よう素のフィルタ装置への流入量は，格納容器内での沈着や，サプレッション・
プール水によるスクラビング効果を考慮し，以下の式により評価する。ここで，よう素放出量の低減対策として導入した格納容器内 pH 制御については，その効果に期待しないものとした。

Q = q0×F×g×1/(DF1×DF2 ×DF 3)×1/M= 29100×1×0.91×1/(2×10×1)×1/254～ 5.22[mol]Q：無機よう素のフィルタ装置への流入量[mol]q0：よう素の停止時炉内内蔵量(29100)[g]F：よう素の原子炉圧力容器から格納容器内への放出割合（1）[-]
g：無機よう素の組成構成比（0.91: R.G.1.195）[-]
DF1：格納容器内での沈着による除去係数（2: Standard Review Plan6.5.5）[-]
DF2：サプレッション・プールでのスクラビングによる除去係数-398-

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(10: 発電用軽水型原子炉の安全評価に関する審査指針（平成 2 年 8 月 30 日
原子力安全委員会決定 一部改訂 平成 13 年 3 月 29 日 原子力安全委員会))[-]
DF3：ドライウェルスプレイによる除去係数(1)[-]
M：無機よう素の分子量（254）[-]③ ベントガスに含まれる水蒸気の凝縮によるスクラバ水量の増加に伴う希釈
待機時のフィルタ装置には，スクラバノズル上端から 1[m]まで水を張っており，水量は 23670[l]である。ベントガスの凝縮により，スクラバ水の最大
水位はスクラバノズル上端から 2.2[m]であることから，水量は 38750[l]へ増加する。そのため，スクラバの薬液濃度は 23670/38750=0.61 倍に希釈される。
ここで，フィルタ装置待機時のスクラバ水薬液濃度を[wt%]とする。スクラ
バ水の初期量は 23670[l]であるため，添加する NaOH の量は 23670×=[kg]=[mol]となる。
上記の①及び②による水酸化物イオンの消費量は 330+10.44=340.44[mol]である た め ， こ れ ら の 反 応 後 ， 水 酸 化 物 イ オ ン の 残 存 量 は-340.44=[mol]となる。一方，③の最大水位におけるスクラバ水の量 は 38750[l] で あ る 。 そ の た め ， 水 酸 化 物 イ オ ン 濃 度 は/38750=[mol/l]となり，pH はとなる。
よって，フィルタ装置待機時のスクラバ水薬液濃度を[wt%]とすると，①②③の要因を考慮した後の pH はとなり，無機よう素の DF を 1000 以上とするために必要なスクラバ水の pH であるよりも十分に大きい。そのため，フィル
タ装置待機時のスクラバ水薬液濃度は[wt%]（NaOH）とする。また，その時の
pH は
となる。

-399-

【ラジオリシスによるｐH の変化】
フィルタ装置スクラバ水は，スクラバ水に捕捉された放射性物質による放射線に晒される。この放射線により，スクラバ水が放射線分解し，ｐH が酸性側にシフトしてしまうと，所望の無機よう素除去性能を達成できなくなる可能性がある。
そこで，放射線分解シミュレーションにより，スクラバ水に想定される高温の放射線照射環境下において，スクラバ水のｐH がどのように変化するかの評価を実施した。評価の条件を第 1 表に示す。
第１表

放射線分解シミュレーション条件一覧表

項目

条件

評価コード

・FACSIMILE

設定条件

・水の放射線分解収量，分解生成物の反応式リスト，反応速度定数：文献 1)より設定
・高温での水酸化ナトリウム解離定数：文献 2)より設定.
【ケース１：スクラバ水温 100℃】
・スクラバ水温度：100℃
・雰囲気：脱気・スクラバ水吸収線量率：10kGy/h ※1
・照射時間：7 日間・初期 pH：12.5（20℃における値）

スクラバ水の条件【ケース２：スクラバ水温 200℃】
・スクラバ水温度：200℃
・雰囲気：脱気・スクラバ水吸収線量率：10kGy/h ※1
・照射時間：7 日間・初期 pH：12.5（20℃における値）
文献 1）：A. J. Elliot, AECL 153-127160-450-001 (2009)
文献 2）：Kiwamu Sue et al., J. Supercrit. Fluids, 28, 287-296 (2004)※1 大 LOCA＋SBO＋ECCS 機能喪失，D/W ベントシナリオにて想定される線量率の約 10 倍

第 1 表の条件にて放射線分解シミュレーションを実施したところ，スクラバ
水ｐH の時間推移は第 1 図，第 2 図の通りとなった。第 1 図，第 2 図より，いずれのケースにおいても，H+ 濃度はほとんど変化しておらず，そのためスクラ
バ水の pH もほとんど変化しないことがわかった。
よって，スクラバ水の放射線分解によるｐH の変化はほとんど生じないことから，スクラバ水の放射線分解がフィルタ装置の無機よう素の捕捉性能に与える影響はない。

-400-

-9

10

-10

10

-11

12

pH at 373 K
ｐH（20℃における初期ｐH12.5）

11

10
+

[H ]

10

-12

10

-13

第1図

pH at 373 K[H + ] / M

10

9

10

0

10

1

10

2

3

10
10
Time / s

4

10

5

8
6
10

スクラバ水ｐH の時間推移（スクラバ水温 100℃）

10

-9

12

10

11

10

-11

10
ｐH（20℃における初期ｐH12.5）
pH at 473 K

10

-12

10

-13

第2図

10

pH at 473 K[H + ] / M[H+] / M
-10

9

0

10

1

10

2

3

10
10
Time / s

4

10

5

8
6
10

スクラバ水ｐH の時間推移（スクラバ水温 200℃）-401-枠囲みの内容は商業機密に属しますので公開できません。

【薬液の劣化・濃度均一性】
フィルタ装置スクラバ水に添加する NaOH の水系の相平衡については，『 Gmelins
Handbuch der anorganischer Chemie,Natrium,8 Auflage,Verlag Chemie,Berlin
1928』より，第 3 図の通り示されている。第 3 図より，フィルタ装置スクラバ水の添加濃度である NaOH
[wt%]では，水温が 0℃以上であれば相変化は起こらない（つまり析出することはない）ことがわかる。フィルタ装置は保温材を敷設してあり，スクラバ水は 0℃以上となる。よって，フィルタ装置待機中に NaOH が析出することはない。
また，NaOH は非常に安定な化学種であり，フィルタ装置待機中，フィルタ装置
はラプチャディスクにより外界と隔離され，窒素雰囲気に置かれることから，フィルタ装置待機中において，薬液が変質することはない。
また，フィルタ装置を使用すると，スクラバノズルから噴射されるベントガス
によりバブリングされ，NaOH は均一に拡散されると考えられる。

第3図

NaOH の水系相平衡図-402-

【水位の設定】
スクラバ水の水位は，以下の理由から下限水位/上限水位を設定し，フィルタ装置使用中は，スクラバ水位が下限水位から上限水位までの範囲を逸脱しないよ
う水位の確認，調整を行う。
① 下限水位・スクラバ水は，水位が高い方が DF は大きくなる。
・スクラバ水位がスクラバノズル上端から 0.5m 以上であれば，DF が目標性能を満足できることを確認している。
・そのため，水スクラバの下限水位を，スクラバノズル上端から 0.5m に設定する。
② 上限水位・スクラバ水位が上昇し，ベントガスによるスクラバ水の吹き上がりが金属フィルタに到達すると，金属フィルタの有効面積が減少し，金属フィルタの差圧が上昇する。
・金属フィルタの差圧が上昇すると，金属フィルタドレン配管内の水位が上昇し．最悪の場合，金属フィルタドレン配管から金属フィルタ二次側へス
クラバ水を噴出する。
・スクラバ水の噴出は，金属フィルタドレン配管下端が気相に露出するまで継続する。
・金属フィルタドレン配管下端の位置は，第 4 図の通り，スクラバノズル上
端よりも低いため，水スクラバは機能喪失する。また，金属フィルタドレ
ン配管を通じて，金属フィルタをバイパスしてガスが流れることから，金属フィルタも機能喪失する。そのため，フィルタ装置の機能が喪失する。
・スクラバ水の吹き上がり量，ならびにスクラバ水吹き上がりに伴う金属フィルタの差圧上昇については，以下の『スウェル試験』により確認し，その結果，上限水位をスクラバノズル上端から 2.2m に設定する。

-403-

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第4図フィルタ装置構造図-404-

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（スウェル試験）
水スクラバにガスを噴射した際の，スクラバ水の吹け上がり（スウェル）量と金属フィルタの差圧を確認する試験を実施した。
試験条件は第 2 表に記載の通り，実機と同じ高さの試験装置を用い，スクラバ
水の水位を徐々に大きくし，スクラバ水の吹き上がり量を目視にて確認し，同時に金属フィルタの差圧を計測した。水の粘度が大きい方が，吹き上がり高さも高くなることから，保守的にスクラバ水を常温の状態とし，試験ガスは常温の空気を用いた。また，薬液による影響を考慮するため，スクラバ水に実機と同じく[wt%]の NaOH を溶解した。
第2表

スウェル試験条件一覧表

項目

条件

試験装置

・実機高さ試験装置
スクラバノズル本数は 1 本（実機は 140 本），断面積
は実機の 1/140

試験ガス

・空気

ガス・スクラバ水温度

・常温
・1ｍ，2ｍ，2.1ｍ，2.2ｍ，2.3ｍ，2.4ｍ，2.5ｍ

スクラバ水位

ガス体積流量薬液濃度（2Pd 相当流量試験時）
・2ｍ，2.5ｍ（最小流量相当試験時）
・2Pd 相当流量
・最小流量相当
・NaOH

wt%

上記条件にて試験を実施した結果，スクラバ水の吹き上がり量は第 5，6 図の通りとなった。第 5 図に示す通り，2Pd 相当流量（実機最大流量）においては，ス
クラバ水位 2.3ｍで吹け上がった水は金属フィルタ下端に到達し，それより高い
水位では金属フィルタの一部が水没した。また，第 6 図の通り，最小流量相当では，スクラバ水位 2.5ｍでも吹け上がった水は金属フィルタ下端には到達しなか
った。

-405-

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第5図

A
A
吹き上がり量目視確認試験結果（2Pd
相当流量時）

A
A

第6図

A
A

吹き上がり量目視確認試験結果（最小流量相当時）-406-

また，金属フィルタの差圧は第 7 図の通りとなった。第 7 図に示す通り，2Pd
相当流量（実機最大流量）においては，水位が 2.3ｍ以上となると金属フィルタの差圧が急上昇していることがわかる。そのため，やはり金属フィルタの一部が水没してしまうと，金属フィルタの差圧が上昇することを確認した。一方，最小流量相当では，スクラバ水位 2.5ｍでも金属フィルタの差圧上昇は認められなか
った。
25.0

金属フィルタ差圧[kPa]

20.0

15.0
2Pd相当流量時
10.0

最小流量相当時

5.0

0.0
0.000

0.500

1.000

1.500

2.000

2.500

3.000

スクラバ初期水位 [m]第7図

金属フィルタ差圧計測結果

以上より，水スクラバの上限水位は，実機最大流量時の吹き上がり高さを考慮して，スクラバノズル上端＋2.2ｍに設定する。
一方，フィルタ装置が最大流量となるのは，格納容器圧力 2Pd にてベントを開始した直後であり，スクラバ水位は低い状態である。ベントガスの凝縮によりス
クラバ水位が上昇して上限水位に到達する時には，ベント開始から十分時間が経過しており，ベントガスの流量は最大流量と比較して十分小さくなっている。
そのため，水スクラバの水位が高い状態と，ベントガスの流量が大きい状態を組み合わえて設定した上限水位は，非常に保守的である。
・

-407-

別紙 33

格納容器ベント実施に伴う現場作業の線量影響について

格納容器ベント実施に伴う現場作業は，放射線環境下での作業となることか
ら，作業の成立性を確認するために，各作業場所における線量影響を評価する。
また，中央制御室又は現場のいずれにおいても同等の操作が可能な場合については，高線量環境が予想される現場での作業線量のみについて記載する。なお，
線量影響の評価に当たっては，「実用発電用原子炉に係る重大事故時の制御室及び緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価に関する審査ガイド」（以下「審査ガ
イド」という。）を参照した。
1. 想定する作業と作業時間帯，作業エリア
ここでは，格納容器ベント実施に伴う作業を評価対象とする。格納容器ベントの実施前及び実施後における作業の作業場所，作業時間帯を第 1 表及び第1-1 図から第 2-5 図に示す。
2. 想定シナリオ
柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉及び 7 号炉においては，格納容器破損防止対策に係る有効性評価における雰囲気圧力・温度による静的負荷のうち，格納容器過圧の破損モードにおいて想定している，「大破断 LOCA 時に非常用炉心冷却系の機能及び全交流動力電源が喪失したシーケンス」においても，格納容器
ベントを実施することなく事象を収束することのできる代替循環冷却系を整備している。従って，仮に 6 号炉及び 7 号炉において同時に重大事故が発生したと想定する場合であっても，第一に両号炉において代替循環冷却系を用いて事象を収束することとなる。しかしながら，被ばく評価においては，片方の号炉において代替循環冷却に失敗することも考慮し,当該号炉において格納容器
圧力逃がし装置を用いた格納容器ベントを想定する。格納容器ベントに至る事
故シーケンスとしては,前述の「大破断 LOCA 時に非常用炉心冷却系の機能及び全交流動力電源が喪失したシーケンス」を選定した。
なお，よう素放出量の低減対策として導入した格納容器内 pH 制御については，その効果に期待しないものとした。
3. 評価経路
格納容器ベント実施前においては，二次格納施設内からのガンマ線の影響を受ける。また，格納容器ベント実施後においては，格納容器ベント前の被ばく経路に加え，格納容器ベントに伴い大気中に放出された放射性物質並びに格納
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配管内の放射性物質- 436 -

からのガンマ線の影響を受けることになる。各作業で評価対象とする被ばく経路を第 1 表に示す。また，被ばく経路の概念図を第 3-1 図及び第 3-2 図に示す。
4. 評価方法(1)格納容器から原子炉建屋に漏えいする放射性物質
原子炉建屋外の作業エリアにおいては，原子炉建屋内の放射性物質からの直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ線による実効線量を，作業エリアの位置，建屋の配置と形状並びに作業エリアを囲む壁等によるガンマ線の遮蔽効果を考慮し評価する。直接ガンマ線については，QAD-CGGP2R コードを用い，スカイシャインガンマ線については，ANISN コード及び G33-GP2R コードを用いて評価する。
原子炉建屋内の作業エリアにおいては，二次格納施設内の放射性物質からのガンマ線による実効線量を，QAD-CGGP2R コードを用いて評価する。
(2)大気中へ放出される放射性物質
大気中へ放出された放射性物質による作業エリアでの被ばくは，事故期間中の大気中への放射性物質の放出量をもとに，大気拡散効果及び作業エリア
を囲む壁等によるガンマ線の遮蔽効果を考慮して実効線量を評価する。
(3)フィルタ及び配管内の放射性物質
フィルタ及び配管内の放射性物質による作業エリアでの被ばくは，フィル
タ及び配管内の放射性物質からの直接ガンマ線及びスカイシャインガンマ
線による実効線量を，作業エリアの位置，フィルタ及び配管の位置と形状並びに作業エリアを囲む壁等によるガンマ線の遮蔽効果を考慮し評価する。評価に当たっては，MCNP5 コード及び QAD-CGGP2R コードを用いる。
5. 評価条件
主な評価条件を第 2-1 表～第 2-6 表に示す。
6. 評価結果
格納容器ベント（W/W ベント）の実施前及び実施後における作業時の実効線
量率を第 3-1 表，第 3-2 表に示す。また，格納容器ベント（D/W ベント）の実
施前及び実施後における作業時の実効線量率を第 4-1 表，第 4-2 表に示す。
最も被ばく量が大きくなるのは，屋外で行う水位調整または，屋内で行う格
納容器二次隔離弁の開操作であり，6 号炉の格納容器ベント実施時で W/W ベン
ト時は約 47mSv，D/W ベント時は約 45mSv，7 号炉の格納容器ベント実施時でW/W ベント時は約 46mSv，D/W ベント時は約 45mSv となる。従って，緊急時作- 437 -

業に係る線量限度 100mSv に照らしても，作業可能であることを確認した。
なお，第 3-1 表～第 4-2 表の評価結果は，第 1 表に示す各作業の作業開始時間の範囲のうち，作業線量の評価結果が最も大きくなる時間帯で作業を実施した場合の線量率を記載しており，その他の時間帯における線量影響は前述の評
価結果以下となる。従って，第 1 表に示す各作業の作業開始時間の範囲においては，いずれの時間帯においても作業可能である。
また,炉心損傷前ベント後に炉心損傷の兆候が見られた場合における隔離弁の閉操作等の作業については,当該作業に係る被ばく量が,炉心損傷後の格納容器ベントに伴う作業時の被ばくに包含されるものと考えられるため,作業可能である。

- 438 -

第1表

格納容器ベント実施前後の作業及び被ばく経路
格納容器ベント実施前の作業

評価経路

評価内容

フィルタ装置排水ポンプ

格納容器一次隔離弁の開

の開操作

水張り

操作

屋内
（二次格納施設外）
格納容器から原子炉

二次格納施設内に浮遊する放射

建屋に漏えいする放性物質からのガンマ線による外

射性物質

部被ばく

格納容器ベント実施後の作業

格納容器二次隔離弁

屋外

屋内（二次格納施設外）

フィルタ装置への排水ラインのドレンタンク

薬液注入

窒素パージ

排水

屋外

屋外

屋外

屋外

フィルタ装置水位調整

○

○

○

○

○

○

○

―※4

―※4

○

○

○

○

○

※4

※4

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

大気中へ放出された放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく－ 439 －

大気中へ放出される
放射性物質―

大気中へ放出された放射性雲中の放射性物質を吸入摂取するこ――とによる内部被ばく（大気中の放射性物質の屋内への流入は無いものと想定した）

大気中へ放出され地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線

―※4

―※4

による外部被ばく―

格納容器圧力逃がし装置のフィフィルタ及び配管内

ルタ装置及びよう素フィルタ並の放射性物質

びに配管内の放射性物質からの（屋内の配管中の線源と○るため，影響は軽微であガンマ線による外部被ばく

作業開始時間（事象開始後）

作業時間(作業場所へのアクセス時間を含む)の間に十分な遮へいがあり無視できる）4 時間後～

約 36 時間後～ベント実施時刻

W/W ベント時：63 時間後※1

W/W ベント時：63 時間後以降

168 時間後約 38 時間後

約 37 時間後（約 38 時間後）

D/W ベント時：79 時間後※1

D/W ベント時：79 時間後以降

以降※2

60 分間

60 分間

25 分間

60 分間※360 分間※3

135 分間（現場滞在は 60 分間※3）

60 分間※3※1 スクラバ水の上限水位到達時間の評価結果から，水位調整に要する作業時間に余裕を見込み 3 時間を差し引き設定※2 ドレンタンク内凝縮水量の評価結果を参照※3 詳細仕様検討中のため，今後見直す可能性がある※4 線源となる放射性物質が無いため評価対象外- 439 -

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第 1-1 図6 号炉屋内作業場所及び周辺の遮蔽壁（原子炉建屋 3 階）

第 1-2 図6 号炉屋内作業場所及び周辺の遮蔽壁（原子炉建屋 2 階）

- 440 -

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第 1-3 図6 号炉屋内作業場所及び周辺の遮蔽壁（原子炉建屋地下 1 階）

第 1-4 図6 号炉屋外作業場所及び周辺の遮蔽壁- 441 -

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第 2-1 図7 号炉屋内作業場所及び周辺の遮蔽壁（原子炉建屋中 4 階）

第 2-2 図7 号炉屋内作業場所及び周辺の遮蔽壁（原子炉建屋 4 階）

- 442 -

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第 2-3 図第 2-4 図7 号炉屋内作業場所及び周辺の遮蔽壁（原子炉建屋 2 階）

7 号炉屋内作業場所及び周辺の遮蔽壁（原子炉建屋地下 1 階）

- 443 -

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第 2-5 図7 号炉屋外作業場所及び遮蔽壁- 444 -

第 3-1 図

被ばく経路概念図（原子炉建屋内）

第 3-2 図被ばく経路概念図（原子炉建屋外）- 445 -

第 2-1 表
項目
炉心熱出力

運転時間

取替炉心の
燃料装荷割
合

放出開始時
刻
格納容器内
pH 制御の効
果
原子炉圧力
容器から格
納容器に放
出されるよ
う素の形態

格納容器か
ら原子炉建
屋への漏え
い率

格納容器の
漏えい孔に
おける捕集
係数

大気中への放出放射能量評価条件（1/2）

評価条件
3,926MWt
1 サイクル：10,000h（416 日）
2 サイクル：20,000h
3 サイクル：30,000h
4 サイクル：40,000h
5 サイクル：50,000h
1 サイクル：0.229（200 体）
2 サイクル：0.229（200 体）
3 サイクル：0.229（200 体）
4 サイクル：0.229（200 体）
5 サイクル：0.084（72 体）
格納容器漏えい:事象発生直後選定理由
定格熱出力
1 サイクル 13 ヶ月(395 日）を考慮して，燃料の最高取出燃焼度に余裕を持たせ長めに設定

取替炉心の燃料装荷割合に基づき設定

MAAP 解析に基づく格納容器ベント：
約 38 時間後
未考慮

格納容器内 pH 制御設備は，重大事故等対処設備と位置付けていないため考慮
しない

粒子状よう素：5%
無機よう素：91%
有機よう素：4%

格納容器内 pH 制御の効果に期待しな
いため，R.G.1.195 に基づき設定

以下のとおり，開口面積を格納
容器圧力に応じ設定。MAAP 解析
上で，格納容器圧力に応じ漏えい率が変化するものとした。
【開口面積】
1Pd 以下：0.9Pd で 0.4%/day，
1～2Pd：2.0Pd で 1.3%/dayに相当する開口面積
希ガス：1
無機よう素：1
有機よう素：1
粒子状物質：450

格納容器の設計漏えい率（ 0.9Pd で0.4%/day）及び AEC 式に基づき設定

粒子状物質に対しては，格納容器の漏えい孔での捕集効果を考慮- 446 -

第 2-1 表
項目
格納容器内でのエアロゾルの除去効果
格納容器内での有機よう素の除去効果
格納容器内での無機よ
う素の沈着による除去
係数

サプレッション・プール
でのスクラビングによる無機よう素の除去係
数
ドライウェルスプレイ
による無機よう素の除去係数

原子炉建屋から大気中への漏えい

格納容器からベントラ
インへの流入割合

格納容器圧力逃がし装置の除去係数よう素フィルタによる除去係数

大気中への放出放射能量評価条件（2/2）
評価条件

選定理由

MAAP 解析に基づくMAAP 解析で評価

考慮しない

無機よう素：2

保守的に考慮しないものとした「発電用軽水型原子炉の安全評価に関する審査指針」（平成 2 年 8 月 30 日 原子力安全委員会決定 一部改
訂 平成 13 年 3 月 29 日 原
子力安全委員会）を参照

無機よう素：10

Standard Review Plan6.5.5に基づき設定無機よう素：100

CSE 試験に基づき設定

考慮しない

格納容器から漏えいした水
蒸気は原子炉建屋内で凝縮するため，原子炉建屋空間部が過度に加圧されることはないと考えられる。また，原子炉建屋の換気空調系を停止しているため，外気との空気のやり取りがな
いものと想定した。

炉内内蔵量に対して，
希ガス類：約 9.4×10-1
よう素類：約 3.1×10-2
Cs 類：約 8.8×10-7Te 類：約 1.8×10-7Ba 類：約 7.1×10-8
Ru 類：約 8.8×10-9La 類：約 7.1×10-10Ce 類：約 1.8×10-9
希ガス：1
有機よう素：1
無機よう素：1,000
粒子状放射性物質：1,000
希ガス：1
粒子状放射性物質：1
無機よう素：1
有機よう素：50- 447 -

MAAP 解析結果及び NUREG1465 の知見に基づき設定。
よう素類については，よう素の化学形態に応じた格納容器内での除去のされかたの違いを考慮。

―
設計値
―
設計値

第 2-2 表

放射性物質の大気中への放出量（7 日間積算値）

核種
グループ

停止時炉内内蔵量[Bq]（gross 値）

希ガス類

単一号炉当たりの放出放射能量[Bq]（gross 値）
格納容器圧力逃がし装置及びよう素フィルタを経由した放出（W/W ベント時）

格納容器圧力逃がし装置及びよう素フィルタを経由した放出（D/W ベント時）

約 1.6×1019

約 7.6×1018

約 6.5×1018

よう素類

約 3.4×1019

約 5.7×1015

約 4.2×1015

Cs 類

約 1.3×1018

約 3.4×109

約 5.1×1012

Te 類

約 9.5×1018

約 2.4×109

約 3.4×1012

Ba 類

約 2.9×1019

約 2.3×109

約 3.4×1012

Ru 類

約 2.9×1019

約 3.7×108

約 5.4×1011

La 類

約 6.5×1019

約 6.6×107

約 9.6×1010

Ce 類

約 8.9×1019

約 3.0×108

約 4.3×1011

第 2-3 表放射性物質の大気拡散評価条件(1/2)

項目

評価条件

選定理由

大気拡散評価モデル

ガウスプルームモデル

審査ガイドを参照

気象データ

柏崎刈羽原子力発電所におけ る 1 年間の 気象データ(1985 年 10 月～1986 年 9 月)

建屋影響を受ける大気拡散評価を行うため保守的に地上風（地上約10m）の気象データを使用
審査ガイドに示された通り，発電所において観測された 1 年間の気象データを使用

実効放出継続時間

1 時間

保守的に 1 時間と設定

放出源及び
放出源高さ

【6 号炉】
6 号炉格納容器圧力逃がし装置配管：地上 40.4m【7 号炉】
7 号炉格納容器圧力逃がし装置配管：地上 39.7m

実高さを参照。
なお，放出エネルギーによる影響は未考慮。

累積出現頻度小さい方から累積して 97%

審査ガイドを参照

建屋巻き込み考慮する

放出点から近距離の建屋の影響を受けるため，建屋による巻き込み現象を考慮

6 号炉原子炉建屋
及び7 号炉原子炉建屋

放出源であり，巻き込みの影響が最も大きい建屋として設定

巻き込みを生じる代
表建屋- 448 -

第 2-3 表

放射性物質の大気拡散評価条件(2/2)

項目

評価条件

放射性物質濃度
の評価点

着目方位

屋
内
外
の
作
業
エ
リ
ア
屋
外
の
作
業
エ
リ
ア

全方位（16 方位）に対し，放出点からの距離
を 10m 刻みで変更した
大気拡散評価を行い，最大の評価結果を与える方位及び距離を選定

大気拡散評価の評価結果が，作業
エリア全域に適用可能となるよう保守的に設定全方位

大気拡散評価の評価結果が，作業
エリア全域に適用可能となるよう保守的に設定建屋投影面積1931m2

形状係数

1/2

第 2-4 表

選定理由

審査ガイドに示された評価方法を参照し設定。風向に垂直な投影面積のうち最も小さいもの。
審査ガイドに示された評価方法を参照し設定

相対濃度（χ／Q）及び相対線量（D／Q）
放出点から評価点
までの距離
[km]

放出点

評価点

6 号炉格納容
器圧力逃が
し装置配管

屋内外の作
業エリア

相対濃度：0.01km

7 号炉格納容
器圧力逃が
し装置配管

屋内外の作
業エリア

相対濃度：0.01km
相対線量：0.05km

相対線量：0.05km- 449 -

相対濃度（χ／Q）
[s/m3]

相対線量（D／Q）[Gy/Bq]

1.0×10-3

7.4×10-18

1.0×10-3

7.4×10-18

第 2-5 表
項目

線量換算係
数

評価条件
成人実効線量換算係数使用(主な核種を以下に示す)
I-131：2.0×10-8Sv/Bq
I-132：3.1×10-10Sv/Bq
I-133：4.0×10-9Sv/Bq
I-134：1.5×10-10Sv/Bq
I-135：9.2×10-10Sv/Bq
Cs-134：2.0×10-8Sv/Bq
Cs-136：2.8×10-9Sv/Bq
Cs-137：3.9×10-8Sv/Bq
上述の核種以外の核種はICRP Publication71 及びICRP Publication72 に基づく

地表への沈
着速度

配管内，フ
ィルタ内の
線源強度の
評価で用い
る，放射性
物質の付着
割合

選定理由

ICRP Publication71 及びICRP Publication72 に基づく

ICRP Publication71 に基づく成人活動時の呼吸率を設定
線量目標値評価指針（降水時における沈着
率は乾燥時の 2～3 倍大きい）を参考に，湿性沈着を考慮して乾性沈着速度(0.3cm/s)の 4 倍を設定。乾性沈着速度はNUREG/CR-4551 Vol.2*1 より設定。

1.2m3/h

呼吸率*1

線量換算係数及び地表面への沈着速度等

エアロゾル：1.2cm/s
無機よう素：1.2cm/s
有機よう素：沈着無し
希ガス：沈着無し【配管内】
希ガス：0%
有機よう素：0%
無機よう素：10%/100m
粒子状物質：10%/100m【フィルタ装置】
希ガス：0%
有機よう素：0%
無機よう素：100%
粒子状物質：100%

NUREG/CR-4551 を参照し，付着量を設定する主要なパラメータとして沈着速度に着目して，配管内面への沈着割合を設定（別紙 20 参照）

フィルタ内の線源強度を保守的に見積もるために，設計上フィルタで除去できる放射性物質については，フィルタに流入する
全量が付着するものとした。なお，フィル
タへの流入量の評価に当たっては，配管内への付着による放射性物質の除去効果を考慮しないものとした。

【よう素フィルタ】
希ガス：0%
有機よう素：100%
無機よう素：0%
粒子状物質：0%

遮蔽
第 1-1 図～第 2-5 図のとおり
遮蔽厚さは設計値
NUREG/CR-4551 Vol.2 “Evaluation of Severe Accident Risks: Quantification
Major Input Parameters”

第 2-6 表

防護措置

項目

評価条件

選定理由

マスクによる除染係数50

着用を考慮し，期待できる除染係数として設定した安定よう素剤考慮しない

服用を考慮しないものとした

防護服

考慮しない

着用を考慮しないものとした- 450 -

第 3-1 表

6 号炉の格納容器ベント（W/W ベント）実施に伴う被ばく評価結果
格納容器ベント実施前の作業

評価経路

評価内容

フィルタ装置排水ポンプ

格納容器一次隔離弁※1

水張りの開操作（S/C 側）

屋内

格納容器から原子炉建屋に漏えいする放射性物質

格納容器ベント実施後の作業

格納容器二次隔離弁の開操作（二次格納施設外）

屋外（単位：mSv/h）

屋内（二次格納施設外）

フィルタ装置への薬液

排水ラインのドレンタンク注入※1

窒素パージ※1

排水※1

屋外

屋外

屋外

屋外

フィルタ装置水位調整

二次格納施設内に浮遊する放射性物質からのガンマ線による外部被4.3×101

2×100 ※2

6.4×100

2×100 ※1

2×100 ※1

2×100 ※1

2×100 ※1―※3―※3

0.1 以下2.3×100

2.3×100

2.3×100

5.5×10-1

8.5×10-1

8.5×10-1

8.5×10-1

0.1 以下0.1 以下0.1 以下0.1 以下0.1 以下0.1 以下1.1×101

4.2×101

4.2×101

4.2×101

1.9×101

1.7×101

4.7×101

4.7×101

4.7×101

2.2×101

※2

※2

※2

ばく
大気中へ放出された放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による－ 451 －

外部被ばく―

大気中へ放出された放大気中へ放出され射性雲中の放射性物質

る放射性物質を吸入摂取することに（大気中の放射性物―※3―※3

質の屋内への流入は無いものと想定しよる内部被ばくた）

大気中へ放出され地表面に沈着した放射性物
質からのガンマ線によ

―※3

―※3

る外部被ばく
格納容器圧力逃がし装―

置のフィルタ装置及びフィルタ及び配管

よう素フィルタ並びに内の放射性物質

配管内の放射性物質か（屋内の配管中の線源と0.1 以下るため，影響は軽微であらのガンマ線による外り無視できる）

部被ばく
合計線量率

の間に十分な遮へいがあ

4.3×101

2×100 ※2

現場作業時間

60 分間

60 分間

25 分間

60 分間

60 分間

60 分間

60 分間※2

作業線量

43mSv

2mSv

7.1mSv

47mSv

47mSv

47mSv

22mSv

※1 作業線量の評価結果が最も大きくなる時間帯で作業を実施した場合の線量率を記載※2 詳細仕様検討中のため，今後見直す可能性がある※3 線源となる放射性物質が無いため評価対象外- 451 -

第 3-2 表

7 号炉の格納容器ベント（W/W ベント）実施に伴う被ばく評価結果
格納容器ベント実施前の作業

評価経路

評価内容

フィルタ装置排水ポンプ

格納容器一次隔離弁の

開操作※1

水張り

開操作（S/C 側）

屋内

格納容器から原子炉

二次格納施設内に浮遊す

建屋に漏えいする放る放射性物質からのガン

射性物質

マ線による外部被ばく

格納容器ベント実施後の作業

格納容器二次隔離弁の（二次格納施設外）

屋外（単位：mSv/h）

屋内（二次格納施設外）

フィルタ装置への薬液

排水ラインのドレンタンク注入※1

窒素パージ※1

排水※1

屋外

屋外

屋外

屋外

フィルタ装置水位調整

4.3×101

2×100 ※2

6.4×100

2×100 ※1

2×100 ※1

2×100 ※1

2×100 ※1―※3―※3

0.1 以下2.3×100

2.3×100

2.3×100

5.5×10-1

8.5×10-1

8.5×10-1

8.5×10-1

0.1 以下0.1 以下0.1 以下0.1 以下0.1 以下0.1 以下0.1 以下4.1×101

4.1×101

4.1×101

1.9×101

6.4×100

4.6×101

4.6×101

4.6×101

2.2×101

※2

※2

※2

大気中へ放出された放射性雲中の放射性物質からのガンマ線による外部被－ 452 －

ばく
大気中へ放出された放射―

大気中へ放出される性雲中の放射性物質を吸（大気中の放射性物質

放射性物質

入摂取することによる内

―※3

―※3

部被ばく

の屋内への流入は無いものと想定した）

大気中へ放出され地表面に沈着した放射性物質からのガンマ線による外部

―※3

―※3

被ばく

フィルタ及び配管内の放射性物質

格納容器圧力逃がし装置―のフィルタ装置及びよう（屋内の配管中の線源と素フィルタ並びに配管内

0.1 以下の放射性物質からのガンるため，影響は軽微であマ線による外部被ばく
合計線量率の間に十分な遮へいがあり無視できる）1

4.3×102×100 ※2

現場作業時間

60 分間

60 分間

25 分間

60 分間

作業線量

43mSv

2mSv

2.7mSv

46mSv

60 分間

60 分間

60 分間※2

46mSv

46mSv

22mSv

※1 作業線量の評価結果が最も大きくなる時間帯で作業を実施した場合の線量率を記載※2 詳細仕様検討中のため，今後見直す可能性がある※3 線源となる放射性物質が無いため評価対象外- 452 -

第 4-1 表

6 号炉の格納容器ベント（D/W ベント）実施に伴う被ばく評価結果
格納容器ベント実施前の作業

評価経路

評価内容

フィルタ装置排水ポンプ

格納容器一次隔離弁の

開操作※1

水張り

開操作（D/W 側）

屋内

格納容器から原子二次格納施設内に浮遊する

炉建屋に漏えいす放射性物質からのガンマ線

る放射性物質による外部被ばく

格納容器ベント実施後の作業

格納容器二次隔離弁の（二次格納施設外）

屋外（単位：mSv/h）

屋内（二次格納施設外）

フィルタ装置への薬液

排水ラインのドレンタンク注入※1

窒素パージ※1

排水※1

屋外

屋外

屋外

屋外

フィルタ装置水位調整

4.5×101

2×100 ※2

6.8×100

2×100 ※1

2×100 ※1

2×100 ※1

2×100 ※1―※3―※3

0.1 以下4.9×100

4.9×100

4.9×100

6.0×10-1※3※3

2.4×100

2.4×100

2.4×100

5.1×10-1

0.1 以下3.9×10-1

3.9×10-1

3.9×10-1

3.9×10-1

0.1 以下3.5×101

3.5×101

3.5×101

2.0×101

6.8×100

4.5×101

4.5×101

4.5×101

2.3×101

60 分間

25 分間

※2

60 分間

※2

60 分間

※2

60 分間

60 分間※22mSv

2.8mSv

45mSv

45mSv

45mSv

23mSv

大気中へ放出された放射性
雲中の放射性物質からのガ－ 453 －

ンマ線による外部被ばく
大気中へ放出された放射性
大気中へ放出され雲中の放射性物質を吸入摂る放射性物質取することによる内部被ば

―
―

―

く

（大気中の放射性物質の屋内への流入は無いものと想定した）

大気中へ放出され地表面に沈着した放射性物質からの

―※3

―※3

ガンマ線による外部被ばく

フィルタ及び配管内の放射性物質

格納容器圧力逃がし装置の―フィルタ装置及びよう素フ（屋内の配管中の線源とィルタ並びに配管内の放射0.1 以下性物質からのガンマ線によるため，影響は軽微である外部被ばく
合計線量率の間に十分な遮へいがあり無視できる）4.5×101

現場作業時間

60 分間

作業線量

45mSv

2×100 ※2

※1 作業線量の評価結果が最も大きくなる時間帯で作業を実施した場合の線量率を記載※2 詳細仕様検討中のため，今後見直す可能性がある※3 線源となる放射性物質が無いため評価対象外- 453 -

第 4-2 表

7 号炉の格納容器ベント（D/W ベント）実施に伴う被ばく評価結果
格納容器ベント実施前の作業

評価経路

評価内容

フィルタ装置排水ポンプ

格納容器一次隔離弁の

開操作

水張り

開操作（D/W 側）

屋内

格納容器から 原子二次格納施設内に浮遊する

炉建屋に漏え いす

放射性物質からのガンマ線

る放射性物質による外部被ばく

格納容器ベント実施後の作業

格納容器二次隔離弁の（二次格納施設外）

屋外（単位：mSv/h）

屋内（二次格納施設外）

フィルタ装置への薬液

排水ラインのドレンタンク

注入

窒素パージ

排水

屋外

屋外

屋外

屋外

フィルタ装置水位調整

4.5×101

2×100 ※2

6.8×100

2×100 ※1

2×100 ※1

2×100 ※1

2×100 ※1―※3―※3

0.1 以下4.9×100

4.9×100

4.9×100

6.0×10-1

2.4×100

2.4×100

2.4×100

5.1×10-1

0.1 以下3.9×10-1

3.9×10-1

3.9×10-1

3.9×10-1

3.8×100

3.4×101

3.4×101

3.4×101

1.9×101

1.1×101

4.4×101

4.4×101

4.4×101

2.3×101

60 分間

25 分間

60 分間

※2

※2

※2

2mSv

4.4mSv

44mSv

大気中へ放出された放射性－ 454 －

雲中の放射性物質からのガンマ線による外部被ばく
大気中へ放出された放射性―

大気中へ放出 され雲中の放射性物質を吸入摂（大気中の放射性物質

る放射性物質取することによる内部被ば

―※3

―※3

く

の屋内への流入は無いものと想定した）

大気中へ放出され地表面に沈着した放射性物質からの

―※3

―※3

ガンマ線による外部被ばく

フィルタ及び 配管内の放射性物質

格納容器圧力逃がし装置の―フィルタ装置及びよう素フ（屋内の配管中の線源とィルタ並びに配管内の放射0.1 以下性物質からのガンマ線によるため，影響は軽微である外部被ばく
合計線量率の間に十分な遮へいがあり無視できる）1

4.5×10

現場作業時間

60 分間

作業線量

45mSv

2×100 ※1

60 分間

60 分間

60 分間※2

44mSv

44mSv

23mSv

※1 作業線量の評価結果が最も大きくなる時間帯で作業を実施した場合の線量率を記載※2 詳細仕様検討中のため，今後見直す可能性がある※3 線源となる放射性物質が無いため評価対象外- 454 -

枠囲みの内容は商業機密に属しますので公開できません。

別紙４１

格納容器ｐH 制御による格納容器への影響の確認について

１．設備概要設備概要を第１図に示す。本系統は復水補給水系ポンプの吸込配管に薬液を混入させ，上部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。薬液タンクに貯蔵する薬液は，原子炉格納容器内に敷設された全てのケーブルが溶融し，ケーブルに含まれる酸性物質(塩素)が溶出した際でも，原子炉格納容器内のサプレッション・プール水が酸性化することを防止するために必要な容量を想定し，水酸化ナトリウム( wt％]水溶液) [m3]とする。
原子炉格納容器
pH制御設備

スプレイ配管薬液
タンク

下部注水配管

復水貯蔵槽

洗浄水供給配管

第１図

MUWCポンプ

復水補給水系ポンプ

格納容器ｐH 制御のための設備

系統概要図

２．格納容器バウンダリに対する影響について
薬液は格納容器内の上部ドライウェル，下部ドライウェル，サプレッション・
チェンバへそれぞれ均等に注入するが，それらは連通孔やベント管等で接続されており，最終的にはサプレッション・プールに流入する。その場合，サプレ
ッション・プール水の水酸化ナトリウム濃度は最大で約wt％]，ｐH は約となる。また各箇所へ所定量の薬液を注入した後には，薬液を含まない復水貯蔵槽の水をそれぞれの箇所へ継続して注水するため，薬液が局所的に滞留・濃縮することはない。
サプレッション・チェンバのライナ部で使用しているステンレス鋼，及び底－478－

部ライナに使用している炭素鋼のアルカリ腐食への耐性を第２図，第３図に示すが，ｐＨ制御操作時の濃度ではアルカリ腐食割れは発生せず，また，塩化物による孔食，すきま腐食，SCC の発生を抑制することができる。

第２図 アルカリ腐食割れに及ぼす温度，濃度の影響
出典『小若，金属の腐食と防食技術，アグネ承風社，2000 年』－479－

枠囲みの内容は商業機密に属しますので公開できません。

第３図 炭素鋼の腐食に及ぼすｐH の影響
出典『小若，金属の腐食と防食技術，アグネ承風社，2000 年』
また，原子炉格納容器バウンダリで主に使用しているシール材は，耐熱性能に優れた改良 EPDM に変更しているが，この改良 EPDM について事故条件下でのシール性能を確認するため，第１表の条件で蒸気暴露後の気密試験を実施
し，耐アルカリ性能を確認した。
第１表 改良 EPDM 耐アルカリ性確認試験

これらから，ｐH 制御薬液による原子炉格納容器バウンダリへの悪影響は無いことを確認した。
なお，水酸化ナトリウムの相平衡を第４図に示すが，本系統使用後の濃度であるwt％]では，水温が 0℃以上であれば相変化は起こらず，析出すること
はない。

－480－

第４図

水酸化ナトリウムの水系相平衡図

出典『Gmelins Handbuch der anorganischer Chemie,Natrium,8 Auflage,Verlag
Chemie,Berlin 1928』

３．水素の発生について
原子炉格納容器内では，配管の保温材等にアルミニウムを使用している。アルミニウムは両性金属であり，スプレイにより水酸化ナトリウムに被水すると式(a)に示す反応により水素が発生する。また，原子炉格納容器内のグレーチン
グには，亜鉛によるメッキが施されている。亜鉛もまた両性金属であり，式(b)に示すとおり水酸化ナトリウムと反応することで水素が発生する。
これらを踏まえ，事故時に想定される原子炉格納容器内の水素の発生量を評価する。なお，実際に薬液と反応する金属はスプレイの飛散範囲内と考えられるが，保守的に格納容器内の全ての亜鉛とアルミニウムが反応し水素が発生するとして評価を行う。
Al + NaOH + H2O → NaAlO2 + 3/2H2↑
Zn + NaOH + H2O → NaHZnO2 + H2↑

－481－

式(a）
式(b）

枠囲みの内容は商業機密に属しますので公開できません。

3.１ アルミニウムによる水素発生量
格納容器内のアルミニウムの使用用途は配管保温材の外装材とドライウェル
クーラのアルミフィンである。これらの全てが薬液と反応した場合の水素発生量を評価した。
【算出条件】【計算結果】
上記条件より，アルミニウム量は[kg]となる。そして，式(a)よりこのアルミニウムが全量反応すると，水素の発生量は約[kg]となる。
3.2 亜鉛による水素発生量
格納容器内の亜鉛の使用用途はグレーチングの亜鉛メッキである。そのためグレーチングの亜鉛メッキ量を調査し，アルミニウムと同様に全てが薬液と反応した場合の水素発生量を評価した。
【算出条件】【計算結果】
上記条件より，亜鉛量はドライウェルで[kg]，サプレッション・チェンバで[kg]となり，合計で[kg]となる。そして，式(b)よりこの亜鉛が全量反応すると，水素の発生量は約kg]となる。

－482－

3.3 水素発生による影響について
水-ジルコニウム反応等により格納容器内で発生する水素量は，有効性評価上の大 LOCA シナリオで 592[kg]であり，薬液注入によりアルミニウムと亜鉛が全量反応したとしても，事故時の格納容器内の気相は水蒸気が多くを占めていることから，格納容器の圧力制御には影響がない。また，格納容器内は窒素ガ
スにより不活性化されており，本反応では酸素の発生がないことから，水素の燃焼は発生しない。
これらのことから，ｐH 制御に伴って格納容器内に水素が発生することを考慮しても，影響はないものと考える。

－483－

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柏崎刈羽原子力発電所6号及び7号炉審査資料
資料番号
KK67-0052 改04
提出年月日
平成28年1月12日

柏崎刈羽原子力発電所 6号及び7号炉
別添資料－２

復水補給系を用いた代替循環冷却の成立性について平成28年1月
東京電力ホールディングス株式会社

＜目次＞
1. 代替循環冷却系の構成・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・1
1.1 設置目的・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・1
1.2 設備構成の概略・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・2
1.3 系統設計仕様・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・4
1.3.1 機械設備・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・4
1.3.2 計測制御設備・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・5
1.3.3 電気設備・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 24
2. 代替循環冷却系の成立性確認・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 29
2.1 有効性評価シナリオの成立性・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 29
2.1.1 代替循環冷却系の運用について・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 29
2.1.2 代替循環冷却系の有効性について・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 29
2.2 代替循環冷却系の操作性・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 31
2.2.1 代替循環冷却運転のために必要な系統・機器とアクセス性・・・・・・・ 31
2.2.2 操作概要について・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 43
2.3 系統運転時の監視項目・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 50
2.3.1 水素及び酸素発生時の対応について・・・・・・・・・・・・・・・・・ 50
3. 本系統の運用にあたって考慮すべき項目・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 58
3.1 放射線による影響について・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 58
3.2 意図的な航空機衝突に対する耐性について・・・・・・・・・・・・・・・・ 59
3.3 系統の健全性について・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 61
別紙
1. 格納容器内水素濃度・酸素濃度の測定原理と適用性について・・・・・・・・・ 64
2. 循環流量の確保について・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・・ 83
3. 長期的に維持される格納容器の状態（温度・圧力）での適切な地震力に対する格納容器の頑健性の確保の考え方について・・・・・・・ 103
4. 系統のバウンダリに対する影響評価について・・・・・・・・・・・・・・・・ 104
5. 代替循環冷却運転開始時期が評価より早まる場合について・・・・・・・・・・ 106
6. 系統が高線量となった場合の影響について・・・・・・・・・・・・・・・・・ 108
7. 代替循環冷却運転時の回り込み防止対応について・・・・・・・・・・・・・・ 110-目次-

1. 代替循環冷却設備の構成
1.1 設置目的
代替循環冷却系は, 「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の解釈」の第５０条（原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備）のうち，①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であり，②格納容器ベントを実施する場合においても，ベント時間を遅延させることが可能な設備である。更に「ⅷ）格納容器圧力逃がし装置は，長期的にも溶融炉心及び水没の悪影響を受けない場所に接続されていること。
」に対し，③ウェットウェルベントの長期的な継続性をより確実にするための対策となる。
重大事故等時においては，サプレッション・チェンバを水源とした残留熱除去系が使用できないため，外部水源からの炉心冷却及び格納容器スプレイを継続し，サプレッション・チェンバ・プール水位がウェットウェルベントラインに到達するまでに格納容器
スプレイを停止し，格納容器ベント操作を実施し，フィード・アンド・ブリード冷却を継続することとなる。
上記に対し，重大事故等時において，サプレッション・チェンバを水源とし，格納容器除熱機能を有する代替循環冷却系を用いることにより，以下について可能となる。
① 代替循環冷却系の格納容器除熱機能により，格納容器圧力の上昇を抑制でき，かつ，サプレッション・チェンバが水源であり，その水位上昇を抑制できることか
ら，有効性評価の範囲においてはベント回避が可能となる② 格納容器ベントを実施する場合においても，格納容器除熱機能により格納容器圧力の上昇を低減でき，ベント時間を遅延させることができる③ ベント後もサプレッション・チェンバ・プール水位の上昇は抑制され，スクラビ
ング効果が継続的に得られることから, ウェットウェルベントの継続性がより確実なものとなる。また，格納容器圧力逃がし装置が使用できない場合においても，耐圧強化ベント系及び代替循環冷却系を用いることによって，ウェットウェルベ
ントの信頼性が向上する

1

1.2 設備構成の概略
代替循環冷却系の系統概要は以下のとおりである。
・本系統は，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る原子炉及び格納容器の循環冷却を行うことができる系統である。
・系統水は，サプレッション・チェンバ・プールから，残留熱除去系の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，復水補給水系配管，残留熱除去系配管を通り，原子炉への注水及び格納容器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ず，原子炉圧力容器の破損を判断した場合は，格納容器下部への注水及び格納容器スプレイを行うことも可能とする。
・原子炉及び格納容器内に注水された系統水は，原子炉本体や格納容器内配管の破断口等から，ダイヤフラムフロア，ペデスタルを経て，連通孔からサプレッション・
チェンバ・プールに流出することにより，循環冷却ラインを形成する。
・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，発電所構内の高台に配備した代
替交流電源設備からの給電が可能な設計としている。
・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，原子炉圧力容器への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レッション・チェ
ンバ・プール水の温度は約 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は原子炉格納容器へ注水を行った場合，格納容器に対して更なる過圧の要因となりえる。このため，代替循環冷却を行うには，代替原子炉補機冷却系からの冷却水の供給により，残留熱除去系熱交換器を介した冷却機能を確保する。
・代替循環冷却機能を確保する際に使用する系統からの核分裂生成物の放出を防止するため，代替循環冷却系による循環ラインは閉ループにて構成する。

2

原子炉格納容器①より

MO

RHR(B)系
MO

RHR(A)系

MO

MO
AO

格納容器スプレイ

代替Hx

AO
MO

MO

炉注水
MO

F

MO

MO

RHR洗浄水
ライン

F

MO MO

F

代替循環冷却系（既設流用部）
代替循環冷却系（新規設置部）

MO

格納容器
下部注水

MO

MO

Hｘ
（B）

ＲＨＲ
（B）

①へ

MO
MO

MO

MO

S/Cクーリングライン

SPCU
MO

MO

MO

MO

復水貯蔵槽
ＭＵＷＣ
(A)

ＭＵＷＣ
(B)

ＭＵＷＣ
(C)

MO

MO

タービン建屋へ

MO

外部接続口

MO

MO

HPCF
（B）

SPHタイライン
ＨＰＣＦ（Ｂ）
テストライン
MO

MO

S/Cへ
原子炉へ

（略語）
RHR ： 残留熱除去系
HPCF ： 高圧炉心注水系
SPCU ： サプレッションプール水浄化系
MUWC ： 復水補給水系
S/C： サプレッション・チェンバ
SPH： サプレッションプール水排水系
MO： 電動駆動弁
AO： 空気駆動弁
Hx： 熱交換器F： 流量計

廃棄物処理建屋

図 1.2-1 代替循環冷却系の設備概要（７号炉の例）＊上図は大 LOCA を想定しているため原子炉へ注水した水は破断口から溢れ出しサプレッション・チェンバ・
プールに流入する。LOCA 以外の場合は逃がし安全弁の排気管を通してサプレッション・チェンバ・プールに流入することになる。

3

1.3 系統設計仕様
1.3.1 機械設備
代替循環冷却系について，格納容器過温・過圧破損を防止するとともに，格納容器ベントを実施することなく，格納容器からの除熱を行うことができるよう設計する。
＜設計条件＞
当該系統起動後，原子炉格納容器限界温度・圧力(200℃・0.62 MPa)を超えないようサ
プレッション・チェンバを水源とし，原子炉への注水及び格納容器スプレイ，又は格納容器下部への注水及び格納容器スプレイができること。
・原子炉注水流量：炉心を冠水できる流量であること
・格納容器下部注水流量：格納容器下部の溶融炉心を冷却できる流量であること
・格納容器スプレイ流量：スプレイ水が蒸気凝縮可能な粒径となる流量であること＜主要仕様＞
主要仕様は，以下に示す通りである。

代替循環冷却系統
系統流量： 190 m3/h
（原子炉注水流量： 90 m3/h，格納容器スプレイ流量：100 m3/h）（格納容器下部注水流量： 50 m3/h，格納容器スプレイ流量：140 m3/h）
水

源 : サプレッション・チェンバ

除熱手段 : 代替原子炉補機冷却系

4

1.3.2 計測制御設備
代替循環冷却系について，使用時の状態を監視するため，流量計，温度計，水位計及び圧力計を設置する（図 1.3.2-1 参照）。これらの監視パラメータは，中央制御室及び緊急時対策所で監視可能な設計としている。
①設計方針
代替循環冷却系により有効に除熱できていることを確認するため，原子炉格納容器の熱バランスを把握できる監視設備を設置する。代替循環冷却系運転時の原子炉格納容器の熱バランスは，原子炉格納容器内部の温度と，代替循環冷却系統により除熱される量を確認することで把握が可能である。よって，サプレッション・チェンバ・プー
ル水温度及び，除熱量を確認するための代替循環冷却系の系統流量（原子炉圧力容器への注水量及び原子炉格納容器へのスプレイ流量），残留熱除去系熱交換器入口温度
及び残留熱除去系出口温度を監視できる設計とする。
また，格納容器下部への注水を確認するための代替循環冷却系の系統流量（格納容器下部への注水流量），格納容器下部の温度及び水位を監視できる設計とする。
以上より，下記で示すⓐ～ⓖの計器を設置する。
・系統流量：ⓐ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）＊格納容器スプレイⓒ復水補給水系流量（原子炉格納容器）＊格納容器下部注水・残留熱除去系熱交換器入口温度：ⓓサプレッション・チェンバ・プール水温度・残留熱除去系熱交換器出口温度：ⓔ復水補給水系温度（代替循環冷却）・格納容器下部の温度：ⓕドライウェル雰囲気温度
・格納容器下部の水位：ⓖ格納容器下部水位
また，復水移送ポンプの運転状態を監視するため，下記で示すⓗの計器を設置する。
・復水移送ポンプの運転状態：ⓗ復水移送ポンプ吐出圧力
なお，上記に加え，残留熱除去系熱交換器二次側の温度，流量等を代替原子炉補機冷却系側で確認することにより，システム全体の熱バランスを把握することが可能である。

5

原子炉格納容器①より

MO

RHR(A)系

MO

MO

RHR(B)系

MO

AO

格納容器スプレイ

代替Hx

AO
MO

MO

炉注水

ⓑ F

MO

MO

MO

RHR洗浄水
ライン
F

ⓐ
MO MO

F

ⓒ

代替循環冷却系（既設流用部）
代替循環冷却系（新規設置部）

MO

格納容器
下部注水

T

MO

L

L

T MO
T T

Hｘ
（B）

ＲＨＲ
（B）

L

MO

①へ

MO

ⓖ

MO

MO

MO

S/Cクーリングライン
SPCU
MO

P

P

ＭＵＷＣ
(B)

ＭＵＷＣ
(C)

ⓗ

廃棄物処理建屋

MO

T

MO

P
ＭＵＷＣ
(A)

MO

復水貯蔵槽

MO

ⓔ

MO

タービン建屋へ

MO

MO

外部接続口

ⓕ
ⓓ

SPHタイライン
ＨＰＣＦ（Ｂ）
テストライン

HPCF
（B）

MO

S/Cへ

MO

原子炉へ

（略語）
RHR ： 残留熱除去系
HPCF ： 高圧炉心注水系
SPCU ： サプレッションプール水浄化系
MUWC ： 復水補給水系
S/C： サプレッション・チェンバ
SPH： サプレッションプール水排水系
MO： 電動駆動弁
AO： 空気駆動弁
Hx： 熱交換器
F
： 流量計
T
： 温度計
P
： 圧力計
L
： 水位計

図 1.3.2-1 代替循環冷却系 使用時の概略図②計測設備の仕様について
a.機器仕様計測設備の主要仕様を表 1.3.2-1 に示す。
表 1.3.2-1 代替循環冷却運転に必要な計測設備の主要仕様
監視計器
ⓐ

ⓑ

ⓒ

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）＊格納容器スプレイ
復水補給水系流量（原子炉格納容器）＊格納容器下部注水

計測範囲

計測範囲の根拠個数

監視場所

0～200m /h（6 号炉）
0～150m3/h（7 号炉）

代替低圧注水系による原子炉圧力容器への注水時における復水移送ポンプの最大流量（90m3/h）を監視可能。

1

中央制御室
（緊急時対策所）

0～350ｍ3／h

格納容器スプレイ時における復水移送ポン
プの最大流量（140m3/h）を監視可能。

1

中央制御室
（緊急時対策所）

0～150m3/h（6 号炉）
0～100m3/h（7 号炉）

格納容器下部への注水時における復水移送
ポンプの最大流量（90m3/h）を監視可能。

1

中央制御室
（緊急時対策所）

3

中央制御室（緊急時対策所）

1

中央制御室（緊急時対策所）

1

中央制御室（緊急時対策所）

3

中央制御室（緊急時対策所）

3

中央制御室（緊急時対策所）

3

格納容器の限界圧力（620kPa[gage]）におけるサプレッション・チェンバ・プール水の飽
和温度（約166℃）を監視可能。
代替循環冷却時における復水移送ポンプの最高使用温度（85℃）に余裕を見込んだ設定としている。

ⓓ

サプレッション・チェ
ンバ・プール水温度

0～200℃ⓔ

復水補給水系温度（代替循環冷却）0～200℃ⓕ

ドライウェル雰囲気
温度

0～300℃

格納容器の限界温度（200℃）を監視可能。

ⓖ

格納容器下部水位+1m,+2m,+3m（T.M.S.L.-5600，-4600，-3600mm）＊1ⓗ

復水移送ポンプ吐出圧力0～2MPa

重大事故等時において，格納容器下部に溶融
炉心の冷却に必要な水量（底部から+2m）があることを監視可能。
復水移送ポンプ吐出圧力（0.92MPa[gage]）を監視可能。

＊1：T.M.S.L. =東京湾平均海面6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。

b.配置図

図 1.3.2-2 機器配置図（6 号炉原子炉建屋地下 1 階）

7

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。

図1.3.2-3 機器配置図（6号炉原子炉建屋地下2階）

8

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。

図1.3.2-4 機器配置図（6号炉原子炉建屋地下3階）

9

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。

図1.3.2-5 機器配置図（6号炉廃棄物処理建屋地下3階）

10

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。

図1.3.2-6 機器配置図（7号炉原子炉建屋地上1階）

11

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。

図1.3.2-7 機器配置図（7号炉原子炉建屋地下1階）

12

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。

図1.3.2-8 機器配置図（7号炉原子炉建屋地下2階）

13

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。

図1.3.2-9 機器配置図（7号炉原子炉建屋地下3階）

14

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。

図1.3.2-10 機器配置図（7号炉廃棄物処理建屋地下3階）

15

原子炉格納容器内における，サプレッション・チェンバ・プール水温度の位置を図
1.3.2-11 に示す。

原子炉格納容器T

サプレッション・チェンバ・プール水温度（T53-TE003F）
6号炉：T.M.S.L. -3000(216°)，7号炉:T.M.S.L. -2180(205°）T

サプレッション・チェンバ・プール水温度（T53-TE003K）
6号炉：T.M.S.L. -4650(216°)，7号炉:T.M.S.L. -4860(205°）T

サプレッション・チェンバ・プール水温度（T53-TE003P）
6号炉：T.M.S.L. -6300(216°)，7号炉:T.M.S.L. -6530(205°）
RHRポンプ(B）吸込ストレーナ
6号炉：T.M.S.L. -7200(216°)，7号炉:T.M.S.L. -7085(216°）
S/C底部(T.M.S.L. -8200)

図1.3.2-11 サプレッション・チェンバ・プール水温度の位置

16

c.システム構成ⓐ 復水補給水系流量（原子炉圧力容器）
復水補給水系流量（原子炉圧力容器）は，重大事故等対処設備の機能を有しており，
復水補給水系流量（原子炉圧力容器）の検出信号は，差圧式流量検出器にて差圧を検出し，演算装置にて電気信号へ変換する処理を行った後，復水補給水系流量（原子炉圧力容器）を中央制御室に指示し，記録する。（図1.3.2-12「復水補給水系流量（原子炉圧力容器）の概略構成図」参照。）
差圧式流量

中央制御室

検出器
演算装置

指

示

指

示

記

録

（注 1）

（注 2）

（注 1）記録計（注 2）緊急時対策支援システム伝送装置
設計基準対象施設
重大事故等対処設備
設計基準対象施設及び重大事故等対処設備

図 1.3.2-12 復水補給水系流量（原子炉圧力容器）の概略構成図

17

ⓑⓒ 復水補給水系流量（原子炉格納容器）
復水補給水系流量（原子炉格納容器）は，重大事故等対処設備の機能を有しており，
復水補給水系流量（原子炉格納容器）の検出信号は，差圧式流量検出器にて差圧を検出し，演算装置にて電気信号へ変換する処理を行った後，復水補給水系流量（原子炉格納容器）を中央制御室に指示し，記録する。（図1.3.2-13「復水補給水系流量（原子炉格納容器）の概略構成図」参照。）
差圧式流量

中央制御室

検出器
演算装置

指

示

指

示

（注 1）

（注 2）

記 録
（注 1）記録計（注 2）緊急時対策支援システム伝送装置
設計基準対象施設
重大事故等対処設備
設計基準対象施設及び重大事故等対処設備

図1.3.2-13 復水補給水系流量（原子炉格納容器）の概略構成図

18

ⓓ 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・プール水温度は，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・プール水温度の検出信号は，測温抵抗体にて温度を電気信号に変換した後，サプレッション・チェンバ・プール水温度を中央制御室に指示し，記録する。（図1.3.2-14 「サプレッション・チェンバ・プール水温度の概略構成図」
参照。）
測温
中央制御室

抵抗体

（注 1）

指

示

記

録

（注 2）

（注 1）記録計（注 2）緊急時対策支援システム伝送装置

設計基準対象施設
重大事故等対処設備
設計基準対象施設及び重大事故等対処設備

図 1.3.2-14 サプレッション・チェンバ・プール水温度の概略構成図

19

ⓔ 復水補給水系温度（代替循環冷却）復水補給水系温度（代替循環冷却）は，重大事故等対処設備の機能を有しており復水
補給水系温度（代替循環冷却）の検出信号は，熱電対にて温度を電気信号に変換した後，復水補給水系温度（代替循環冷却）を中央制御室に指示し，記録する。
（図1.3.2-15 「復水補給水系温度（代替循環冷却）の概略構成図」参照。）
中央制御室
熱電対
（注 1）

指

示

記

録

（注 2）

（注 1）記録計（注 2）緊急時対策支援システム伝送装置
設計基準対象施設
重大事故等対処設備
設計基準対象施設及び重大事故等対処設備

図 1.3.2-15 復水補給水系温度（代替循環冷却）の概略構成図

20

ⓕ ドライウェル雰囲気温度
ドライウェル雰囲気温度は，重大事故等対処設備の機能を有しており，ドライウェル
雰囲気温度の検出信号は，熱電対にて温度を電気信号に変換した後，ドライウェル雰囲
気温度を中央制御室に指示し，記録する。（図 1.3.2-16「ドライウェル雰囲気温度の概略構成図」参照。）

中央制御室
熱電対
（注 1）

指 示

（注 2）

記

録

（注 1）記録計（注 2）緊急時対策支援システム伝送装置

設計基準対象施設
重大事故等対処設備
設計基準対象施設及び重大事故等対処設備

図 1.3.2-16 ドライウェル雰囲気温度の概略構成図

21

ⓖ 格納容器下部水位
格納容器下部水位は，重大事故等対処設備の機能を有しており，格納容器下部水位の検出信号は，電極式水位検出器にて所定の水位設定値に達した場合に，電極式水位検出器の電極間が接液することで水位を電気信号へ変換し，中央制御室に指示し，記録する。
（図 1.3.2-17「格納容器下部水位の概略構成図」参照。）

電極式水位検

中央制御室

出器

（注 1）

指

示

記

録

（注 2）

（注 1）記録計（注 2）緊急時対策支援システム伝送装置

設計基準対象施設
重大事故等対処設備
設計基準対象施設及び重大事故等対処設備

図 1.3.2-17 格納容器下部水位の概略構成図

22

ⓗ 復水移送ポンプ吐出圧力
復水移送ポンプ吐出圧力は，重大事故等対処設備の機能を有しており，復水移送ポン
プ吐出圧力の検出信号は，弾性圧力検出器にて圧力を検出し，演算装置にて電気信号へ変換する処理を行った後，復水移送ポンプ吐出圧力を中央制御室に指示し，記録する。
（図1.3.2-18「復水移送ポンプ吐出圧力の概略構成図」参照。）

弾性圧力

中央制御室

検出器
（注 1）

演算装置

指

示

記

録

（注 2）

（注 1）記録計（注 2）緊急時対策支援システム伝送装置

設計基準対象施設
重大事故等対処設備
設計基準対象施設及び重大事故等対処設備

図 1.3.2-18 復水移送ポンプ吐出圧力の概略構成図

23

1.3.3 電源設備①

概要
代替循環冷却系の使用時に必要な電動機，計測制御設備，電動駆動弁を作動させる

ため，代替交流電源設備から非常用電気設備を経由して必要な電力を供給する設計としている。また，既設非常用電気設備が使用不能の場合においても，代替所内電気設
備を用いて必要な電力を供給できる設計としている。
② 電源供給負荷
代替循環冷却系の使用時に必要な負荷は図 1.3.3-1 及び表 1.3.3-1 に示すとおりで
ある。

①より

RHR(B)系
MO

RHR(A)系

（i）

（j）

MO

MO

MO

AO

原子炉格納容器
格納容器スプレイ

代替Hx

AO
MO

（h）

（g）

（k）
MO

F

炉注水

MO

MO

RHR洗浄水ライン

MOF（f） （l） （m）
MO MO

F

MO

格納容器
下部注水

MO

MO

代替循環冷却系（既設流用部）
代替循環冷却系（新規設置部）

（a）
Hｘ
（B）

ＲＨＲ
（B）

（b）
①へ

MO
MO

MO

MO

S/Cクーリングライン

SPCU
MO

（n）

（o）

（p）

ＭＵＷＣ
(A)

ＭＵＷＣ
(B)

ＭＵＷＣ
(C)

MO

復水貯蔵槽

（c）

MO
MO

タービン建屋へ（d）MO（e） MO

MO

外部接続口

MO

MO

HPCF
（B）

SPHタイライン
ＨＰＣＦ（Ｂ）
テストラインMO（略語）
RHR ： 残留熱除去系
HPCF ： 高圧炉心注水系
SPCU ： サプレッションプール水浄化系
MUWC ： 復水補給水系
S/C： サプレッション・チェンバ
SPH： サプレッションプール水排水系
MO： 電動駆動弁
AO： 空気駆動弁
Hx： 熱交換器F： 流量計

廃棄物処理建屋

図 1.3.3-1 代替循環冷却系 概略図

24

MO

S/Cへ
原子炉へ

表 1.3.3-1 代替循環冷却系の電源供給負荷
図番

負荷

通常時の

代替所内電気設備

電源供給元

使用時の電源供給元(a)

残留熱除去系最小流量ﾊﾞｲﾊﾟｽ弁(B)MCC 7D-1-1

AM 用 MCC 7B ※2(b)

残留熱除去系熱交換器出口弁(B)MCC 7D-1-1

AM 用 MCC 7B ※2(c)

残留熱除去系高圧炉心注水系系第一止め弁※4

MCC 7D-1-1

AM 用 MCC 7B ※2(d)

残留熱除去系高圧炉心注水系系第二止め弁※4

MCC 7D-1-1

AM 用 MCC 7B ※2(e)

タービン建屋負荷遮断弁

AM 用 MCC 7B ※1

AM 用 MCC 7B ※2(f)

残留熱除去系洗浄水止弁(A)MCC 7C-1-1

AM 用 MCC 7B ※2(g)

残留熱除去系洗浄水止弁(B)AM 用 MCC 7B ※1

AM 用 MCC 7B ※2(h)

残留熱除去系注入弁（A）

MCC 7C-1-1

AM 用 MCC 7B ※2(i)

残留熱除去系格納容器冷却流量調節弁(B)MCC 7D-1-1

AM 用 MCC 7B ※2(j)

残留熱除去系格納容器冷却ライン隔離弁(B)MCC 7D-1-1

AM 用 MCC 7B ※2(k)

残留熱除去系ポンプ炉水吸込弁(B)MCC 7D-1-1

AM 用 MCC 7B ※2(l)

復水補給水系下部ドライウェル注水流量調節弁

MCC 7C-1-6

AM 用 MCC 7B ※2(m)

復水補給水系下部ドライウェル注水ライン隔離弁

MCC 7D-1-6

AM 用 MCC 7B ※2(n)

復水移送ポンプ(A)MCC 7C-1-1

AM 用 MCC 7B ※2(o)

復水移送ポンプ(B)AM 用 MCC 7B ※1

AM 用 MCC 7B ※2(p)

復水移送ポンプ(C)AM 用 MCC 7B ※1

AM 用 MCC 7B ※2－

計測制御設備※3

MCC 7C-1-4

AM 用 MCC 7B ※2（略語）T/B：タービン建屋※1：P/C 7D-1 より AM 用 MCC 7B を受電する※2：AM 用動力変圧器より AM 用 MCC 7B を受電する※3：AM 用直流 125V 充電器を経由して以下のパラメータを確認する
・復水補給水系流量・復水移送ポンプ吐出圧力・復水補給水系温度（代替循環冷却）・原子炉水位
・格納容器内圧力・格納容器内温度
・サプレッション・プール水位・サプレッション・チェンバ・プール水温度※4：代替循環冷却系設置に伴い新設した設備

25

③ 単線結線図
代替循環冷却系の単線結線図は，図 1.3.3-2 及び図 1.3.3-3 に示すとおりである。
外部電源喪失時における代替循環冷却系の電源供給元は，次のとおりとして，a から b の順に優先順位を定めることとする。
a. 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）から非常用電気設備（M/C，P/C，MCC）を経由して，代替循環冷却系の運転に必要な設
備に電源供給を行う。
（図 1.3.3-2）b.

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）から代替所内電気設備（動力変圧器，MCC）を経由して，代替循環冷却系の運転に必要な設備に電源供給を行う。
（図 1.3.3-3）

26荒浜側常設代替
交流電源設備設置場所

第二ガスタービン発電機

【凡例】

GTG
予備

GTG

GTG

：ガスタービン発電機

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

常設代替
交流電源設備

D/G

D/G

(7A)

：接続装置

７号炉タービン
建屋南側

荒浜側緊急用
高圧母線建屋(7B)

M ：電動切替装置

第一ガスタービン発電機
：切替装置

緊急用
高圧母線

GTG

GTG
予備

常設代替
交流電源設備（略語）

C/B 2F

R/B：原子炉建屋

緊急用電源切替箱
断路器

電源車

C/B：コントロール建屋

緊急用
断路器

MCC：モータ・コントロール・センタ

R/B B1F

R/B 2F
６号炉へ
緊急用電源切替箱
接続装置7B

緊急用電源切替箱
接続装置7A
非常用電気設備【区分Ⅰ】

R/B 1F
非常用高圧
母線 7C

R/B B1F

電源
車

R/B B1F

代替所内電気設備
動力変圧器

R/B 3F

動力変圧器

非常用電気設備
【区分Ⅱ】

非常用高圧
母線 7D

AM用動力変圧器

非常用低圧
母線 7C-1

非常用低圧
母線 7D-1

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

R/B 3FC/B B1F

M

MCC
7C-1-6

MCC 7C-1-1

MCC 7C-1-4

MCC
7D-1-4AM用MCC 7B

MCC 7D-1-1

MCC
7D-1-6

R/B 4FR/B 3FR/B 3F(予備)

AM用直流125V充電器

AM用直流
125V充電器

収納箱

復水補給水系
下部ドライウェル注水ライン隔離弁

残留熱除去系高圧炉心
注水系第一止め弁

残留熱除去系高圧炉心
注水系第二止め弁

27

残留熱除去系最小流量
バイパス弁（Ｂ）

残留熱除去系格納容器
冷却ライン隔離弁（Ｂ）

残留熱除去系格納容器
冷却流量調節弁（Ｂ）

残留熱除去系熱交換器
出口弁（Ｂ）

タービン建屋負荷遮断弁

残留熱除去系洗浄水止弁（Ｂ）

計測制御設備

復水移送ポンプ（Ｃ）

復水移送ポンプ（Ｂ）

復水移送ポンプ（Ａ）

残留熱除去系洗浄水止弁（Ａ）

残留熱除去系注入弁（Ａ）

復水補給水系
下部ドライウェル
注水流量調節弁図 1.3.3-2 代替循環冷却系の単線結線図（代替交流電源設備から非常用電気設備経由で電源供給時）

荒浜側常設代替
交流電源設備設置場所

第二ガスタービン発電機

【凡例】

GTG
予備

GTG

GTG

：ガスタービン発電機

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

常設代替
交流電源設備

D/G

D/G

(7A)

：接続装置

７号炉タービン
建屋南側

荒浜側緊急用
高圧母線建屋(7B)

M ：電動切替装置

第一ガスタービン発電機
：切替装置

緊急用
高圧母線

GTG

GTG
予備

常設代替
交流電源設備（略語）

C/B 2F

R/B：原子炉建屋

緊急用電源切替箱
断路器

電源車

C/B：コントロール建屋

緊急用
断路器

R/B B1F

MCC：モータ・コントロール・センタ

R/B 2F
６号炉へ
緊急用電源切替箱
接続装置7B

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

非常用低圧
母線 7C-1

R/B B1F

電源
車

R/B B1F

代替所内電気設備
動力変圧器

R/B 3F

動力変圧器

非常用電気設備
【区分Ⅱ】

非常用高圧
母線 7D

AM用動力変圧器

非常用低圧
母線 7D-1

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

R/B 3FC/B B1F

M

MCC
7C-1-6

MCC 7C-1-1

MCC 7C-1-4

MCC
7D-1-4AM用MCC 7B

MCC 7D-1-1

MCC
7D-1-6

R/B 4FR/B 3FR/B 3F(予備)

AM用直流125V充電器

AM用直流
125V充電器

収納箱

復水補給水系
下部ドライウェル注水ライン隔離弁

残留熱除去系高圧炉心
注水系第一止め弁

残留熱除去系高圧炉心
注水系第二止め弁28

残留熱除去系最小流量
バイパス弁（Ｂ）

残留熱除去系格納容器
冷却ライン隔離弁（Ｂ）

残留熱除去系格納容器
冷却流量調節弁（Ｂ）

残留熱除去系熱交換器
出口弁（Ｂ）

タービン建屋負荷遮断弁

残留熱除去系洗浄水止弁（Ｂ）

計測制御設備

復水移送ポンプ（Ｃ）

復水移送ポンプ（Ｂ）

復水移送ポンプ（Ａ）

残留熱除去系洗浄水止弁（Ａ）

残留熱除去系注入弁（Ａ）

復水補給水系
下部ドライウェル
注水流量調節弁図 1.3.3-3 代替循環冷却系の単線結線図（代替交流電源設備から代替所内電気設備経由で電源供給時）

2. 代替循環冷却系の成立性確認
2.1 有効性評価シナリオの成立性
2.1.1 代替循環冷却系の運用について
代替循環冷却系は，代替原子炉補機冷却系の準備時間を考慮し，事故後 22.5 時間以降の運転開始を想定している。
炉心損傷前の有効性評価において格納容器ベントを実施するシナリオは，高圧・低圧注水機能喪失，全交流動力電源喪失，LOCA 時注水機能喪失等があり，22.5 時間後より以前に格納容器ベント実施することになるため，格納容器ベントまでに代替循環冷却系の運転開始をすることはできない。しかしながら，最も格納容器ベント時の実効線量が高い全交流動力電源喪失の敷地境界外
での実効線量の評価結果は，格納容器圧力逃がし装置を用いた場合は約 9.9×10-3mSv であるが，耐圧強化ベント系を用いた場合でも約 4.9×10-2mSv であり，敷地境界外での実効線量の 5mSv を大きく下回り，周辺の公衆に対して著しい放射線被ばくのリスクを与えることはない。なお，格納容器ベント後においても，代替循環冷却系はサプレッション・チェンバ・プール水位上昇の抑制を更に確実にするための有効な対策となる。
また，代替循環冷却系が使用できる場合には，格納容器圧力逃がし装置よりも優先して使用す
るものとする。
2.1.2 代替循環冷却系の有効性について
代替循環冷却系の有効性については，「柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉 重大事故等対策の有効性評価について」の「3.1 雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」
における，「大破断 LOCA＋ECCS 注水機能喪失＋全交流動力電源喪失」シナリオにて事象を通じて限界圧力に到達することなく，格納容器ベントを回避することが可能となることを確認している。
また，「3.2 高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱」における，「過渡事象＋高圧注水失敗＋
原子炉減圧失敗＋炉心損傷後の原子炉減圧失敗（＋DCH 発生）」シナリオ※1 においても事象を通じて限界圧力に到達することなく，格納容器ベントを回避することができることを確認している。
※1「過渡事象＋高圧注水失敗＋原子炉減圧失敗＋炉心損傷後の原子炉減圧失敗（＋DCH 発生）」
シナリオは原子炉への注水ができず，原子炉圧力容器が破損する場合について評価しており，格納容器スプレイ及び格納容器下部への注水を実施している。また，代替循環冷却系の運転開始は事故後 20.5 時間以降として成立性を評価しているが，このうち代替原子炉補機冷却系の準備時間については「大破断 LOCA＋ECCS 注水機能喪失＋全交流動力電源喪失」
シナリオとの違いは無い。なお，「大破断 LOCA＋ECCS 注水機能喪失＋全交流動力電源喪失」
シナリオにおいて事故後 22.5 時間以降の運転開始を想定している理由は，代替原子炉補機
冷却系の準備が完了した後の原子炉水位の制御操作等，同シナリオ固有の代替循環冷却系に切り替える上での準備操作によるものである。
なお，高圧・低圧注水機能喪失（TQUV）に対しては，重大事故等対処設備である高圧代替注
水系による原子炉注水を行うことで，原子炉減圧を実施することなく，炉心損傷は回避可能であ29る。また，耐圧強化ベント系によるベント実施により格納容器の健全性も維持され，周辺の公衆に対して著しい放射線被ばくのリスクを与えることはない。高圧代替注水系の有効性については，「柏崎刈羽原子力発電所 6 号及び 7 号炉 重大事故等対策の有効性評価について」の「2.3.2 全交流電源喪失（外部電源喪失＋DG 喪失）＋RCIC 失敗」にて確認している。

30

2.2 代替循環冷却系の操作性
2.2.1 代替循環冷却運転のために必要な系統・機器とアクセス性
代替循環冷却運転時あるいは運転後において，以下の操作並びに作業が確実に実施できることが必要である。

（１）代替循環冷却運転継続に必要な操作，監視ができること（２）可搬型代替注水系による原子炉注水※1，格納容器ベント操作ができること（３）残留熱除去系の復旧作業ができること※1 原子炉への注水ができない状態において，原子炉圧力容器の破損を確認した場
合は格納容器下部への注水を実施する。
（１）代替循環冷却運転継続に必要な操作，監視
代替循環冷却運転開始前の系統構成は，中央制御室からの電動駆動弁の遠隔操作の他，
廃棄物処理建屋での手動弁の操作が必要であるが，操作は運転開始前のため，アクセス及び操作への放射線による大きな影響はない。
（表 2.2.1-1 及び図 2.2.1-1 参照）
また，運転開始時の復水移送ポンプの起動は中央制御室から遠隔で操作が可能な設計としているため，操作への放射線による大きな影響はない。
代替循環冷却運転を開始した後は，復水移送ポンプの運転状態を復水移送ポンプ吐出圧力により監視する。また，系統流量の監視は，原子炉注水流量を復水補給水系流量（原子炉圧力容器）で，格納容器スプレイ流量を復水補給水系流量（原子炉格納容器）で，格納容器下部注水流量を復水補給水系流量（原子炉格納容器）にて監視する。
代替循環冷却運転による系統水冷却状況を，復水補給水系温度（代替循環冷却）及びサプ
レッション・チェンバ・プール水温度により確認する。
代替循環冷却運転の効果を，原子炉水位・格納容器内圧力・格納容器内温度・サプレッション・チェンバ・プール水位により確認する。
これらのパラメータは中央制御室及び緊急時対策所で監視が可能な設計としているため，
代替循環冷却運転により配管周りの放射線量が上昇した場合においても監視が可能である。
また，代替循環冷却運転時には原子炉注水流量，格納容器スプレイ流量及び格納容器下部
注水流量を調整する場合は，流量調整弁の操作により行うが，中央制御室から遠隔で操作が可能な設計としているため，放射線量が上昇した場合においても操作が可能である。（表2.2.1-1 及び図 2.2.1-1 参照）
その他の作業としては，
代替原子炉補機冷却系の運転状態確認及び代替熱交換器の付帯設備である電源車への給油作業がある。これらは屋外作業であり格納容器ベント操作前である
ため高線量になることはなく，温度・湿度等についても問題になることはなく作業環境は維持されている。
なお，代替循環冷却運転の評価は，事故発生 22.5 時間後としているが，対応要員が早期31

に確保され代替循環冷却運転の判断がされた場合は，評価上の時間を待つことなく運転を開始する。その場合の対応について「別紙－5」に記す。

32

表 2.2.1-1 代替循環冷却系における操作対象弁・監視対象機器
対象弁・監視機器

実施時期

残留熱除去系最小流量ﾊﾞｲﾊﾟｽ弁(B)
残留熱除去系熱交換器出口弁(B)
高圧炉心注水系復水貯蔵槽出口第一元弁
高圧炉心注水系復水貯蔵槽出口第二元弁
高圧炉心注水系復水貯蔵槽出口第三元弁
復水移送ポンプ(A)最小流量出口弁
復水移送ポンプ(B)最小流量出口弁
復水移送ポンプ(C)最小流量出口弁
残留熱除去系高圧炉心注水系第一止め弁
残留熱除去系高圧炉心注水系第二止め弁
残留熱除去系注入弁(A)
残留熱除去系格納容器冷却ライン隔離弁(B)
残留熱除去系格納容器冷却流量調節弁(B)
復水補給水系下部ドライウェル注入ライン隔離弁
復水移送ポンプ(B)
復水移送ポンプ(C)
残留熱除去系洗浄水弁(A)
残留熱除去系洗浄水弁(B)
復水補給水系下部ドライウェル注水流量調節弁
残留熱除去系高圧炉心注水系第一止め弁
残留熱除去系高圧炉心注水系第二止め弁
残留熱除去系洗浄水弁(A)
残留熱除去系洗浄水弁(B)
残留熱除去系注入弁（A）
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冷却ライン隔離弁(B)
復水補給水系下部ドライウェル注入ライン隔離弁
復水補給水系下部ドライウェル注水流量調節弁
残留熱除去系ポンプ炉水吸込弁(B)

運転開始前
運転開始前
運転開始前
運転開始前
運転開始前
運転開始前
運転開始前
運転開始前
運転開始前
運転開始前
運転開始前
運転開始前
運転開始前
運転開始前
運転開始時
運転開始時
運転開始時
運転開始時
運転開始時
ＲＨＲ復旧時ＲＨＲ復旧時ＲＨＲ復旧時ＲＨＲ復旧時ＲＨＲ復旧時ＲＨＲ復旧時ＲＨＲ復旧時ＲＨＲ復旧時ＲＨＲ復旧時ＲＨＲ復旧時計測制御設備※1運転時※1：以下のパラメータを監視する
・復水補給水系流量
・復水補給水系温度（代替循環冷却）・サプレッション・チェンバ・プール水温度・復水移送ポンプ吐出圧力・原子炉水位
・格納容器内圧力・格納容器内温度
・サプレッション・プール水位

33

操作概要
弁閉
弁閉
弁閉
弁閉
弁閉
弁閉
弁閉
弁閉
弁開
弁開
弁開
弁開
弁開
弁開
起動
起動
弁開
弁開
弁開
弁閉
弁閉
弁閉
弁閉
弁閉
弁閉
弁閉
弁開
弁開
弁開

場所

図番

中央制御室
中央制御室
廃棄物処理建屋
廃棄物処理建屋
廃棄物処理建屋
廃棄物処理建屋
廃棄物処理建屋
廃棄物処理建屋
中央制御室
中央制御室
中央制御室
中央制御室
中央制御室
中央制御室
中央制御室
中央制御室
中央制御室
中央制御室
中央制御室
中央制御室
中央制御室
中央制御室
中央制御室
中央制御室
中央制御室
中央制御室
中央制御室
中央制御室
中央制御室
中央制御室
緊急時対策所

（a）
（b）
（c）
（d）
（e）
（f）
（g）
（h）
（k）
（l）
（n）
（o）
（p）
(s)
（i）
（j）
（r）
（m）
(t)
（k）
（l）
（r）
（m）
（n）
（o）
（p）
(s)
(t)
（q）
－

①より

RHR(B)系
MO

RHR(A)系

（p）

（o）

MO

MO

MO

AO

原子炉格納容器
格納容器スプレイ

代替Hx

AO
MO

（n）

（m）

（q）
MO

F

炉注水

MO

MO

RHR洗浄水ライン

MOF（r） （t） （s）
MO MO

F

MO

格納容器
下部注水

MO

MO

代替循環冷却系（既設流用部）
代替循環冷却系（新規設置部）

（a）
Hｘ
（B）

ＲＨＲ
（B）

（b）
①へ

MO
MO

MO

MO

S/Cクーリングライン

SPCU
MO

MO

（f）
（g）
（h）

MO

ＭＵＷＣ
(A)

（c） （d） （e）

（k）

MO
MO

復水貯蔵槽

（l）

MO

MO

タービン建屋へ

（i）

（j）

ＭＵＷＣ
(B)

ＭＵＷＣ
(C)

MO

外部接続口

MO

HPCF
（B）

SPHタイライン
ＨＰＣＦ（Ｂ）
テストライン
MO

MO

S/Cへ
原子炉へ

（略語）
RHR ： 残留熱除去系
HPCF ： 高圧炉心注水系
SPCU ： サプレッションプール水浄化系
MUWC ： 復水補給水系
S/C： サプレッション・チェンバ
SPH： サプレッションプール水排水系
MO： 電動駆動弁
AO： 空気駆動弁
Hx： 熱交換器F： 流量計

廃棄物処理建屋

図 2.2.1-1 代替循環冷却系 概略図（２）低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水，格納容器ベント操作
代替循環冷却運転開始前に，代替原子炉注水として低圧代替注水系（可搬型）の準備が必要となる。これは屋外作業であり，格納容器ベント操作前であるため作業環境は維持されている。
代替循環冷却運転への切替操作時及び代替循環冷却運転開始後に機能喪失した場合の対応として，低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水，格納容器ベント操作が必要となる。
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水は，代替循環冷却運転開始前にあらかじめ系統構成をした上で，注水操作を屋外で実施することにより，建屋内放射線量が上昇した場合においても対応が可能である。
格納容器ベント操作について，操作対象弁は図 2.2.1-2 のとおりであり，これらの操作対
象弁と代替循環冷却系配管の主たる流路の位置関係を表 2.2.1-2 及び図 2.2.1-3～図2.2.1-6 に示す。これらの操作弁は中央制御室から遠隔操作可能な設計であるため，代替循
環冷却運転後の放射線量上昇による操作への影響はない。なお，何らかの理由によりベント操作弁が中央制御室から遠隔操作不能となる場合は，放射線量上昇による影響が小さい二次
格納施設外において空気作動あるいは遠隔手動操作で開閉する方法を備えている。なお，これらの操作位置は二次格納施設外であっても，代替循環冷却運転により高線量となる配管との位置が比較的近い箇所もあるため，放射線量上昇によるアクセス性及び弁操作性を考慮し，必要に応じて放射線防護対策を施す。

34

主排気筒
6号炉

RE

放射線モニタ
AO

圧力開放板
H 2E

Ｎ 2ベントライン

原 子炉区域・
タ ービン区域〔Ｆ．Ｃ〕
換 気空調系排風 機へ

AO

水 素濃度 計
PI

MO

ボンベ

PT

圧 力計

7号炉

原 子炉区域より
パ ージ用排風機

圧 力計

〔Ｆ．Ｃ〕

非 常用ガス処理 系
排 風機へ

MO

遠 隔操作
AO

RE

放 射線モ ニタ

水 素濃度計〔 Ｆ．Ｏ〕

ボ ンベ

AO
〔Ｆ．Ｃ〕

H 2E

AO

〔 Ｆ．Ｏ〕〔Ｆ．Ｃ〕

・オ リフィ ス

Ｆ １０２
PT

差 圧計

水位計

フ ィルタ
装置

DP

ド
レ
ン
タ
ン
ク

遠 隔操作
遠 隔操作
遠 隔操作

〔Ｆ．Ｃ〕

Ｆ ０１９

ボンベ
MO

LＳ

・

水 位計

LT

MO

Ｆ ０７０

AO

原
子
炉
圧
力
容
器

Ｎ 2ベント ライン

原子炉建屋

サ プレッション・
チ ェンバ

遠 隔操作

AO

ボンベ

〔Ｆ．Ｃ〕

Ｆ ５０２Ａ

Ｆ ０２２
Ｆ ５０１

MO

pH

MO

ｐＨ計

Ｆ ５０２Ｂ

非常用ガ ス処理 系
排 風機よ り

ド レン
移送ポンプ

Ｆ ０２０
FE

遠 隔操作

AO

よ う素
フ ィルタ

圧 力開放板

流 量計

Ｆ ２１１
Ｆ ２０９

・

・

〔Ｆ．Ｏ〕

ド ライウェルFE

AO

原 子炉区域運転階より

Ｎ 2供給ライン

圧 力計

Ｆ ００１

MO
MO

二次格納施設MO

可 燃性ガ ス濃度制御系
気 水分離器より

原子炉建屋

Ｆ ２１０

図 2.2.1-2 格納容器圧力逃がし装置系統概要図

表 2.2.1-2 ベント操作に必要な操作弁と配置
6 号炉

7 号炉

F022（一次隔離弁 S/C）

弁①（図 2.2.1-3）

弁①（図 2.2.1-5）

F019（一次隔離弁 D/W）

弁②（図 2.2.1-4）

弁②（図 2.2.1-6）

F070（二次隔離弁）

弁③（図 2.2.1-4）

弁③（図 2.2.1-6）

35

Ｎ 2供給ラ イン

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。

図 2.2.1-3 機器配置図（6 号炉原子炉建屋地上中 1 階及び地下 1 階）

図 2.2.1-4 機器配置図（6 号炉原子炉建屋地上 2 階及び地上 3 階）36

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。

図 2.2.1-5 機器配置図（7 号炉原子炉建屋地上中 1 階及び地下 1 階）

図 2.2.1-6 機器配置図（7 号炉原子炉建屋地上 2 階及び地上 4 階）37

（３）残留熱除去系の復旧作業
代替循環冷却系は，残留熱除去系による冷却機能を喪失した場合に使用する系統であり，残留熱除去系が復旧するまで運転継続することを目的としている。よって，代替循環冷却運転による放射線量上昇の影響があっても，残留熱除去系復旧作業ができることを示す。
代替循環冷却系では，サプレッション・チェンバからの吸込み，及び，原子炉及び格納容器への注水に，残留熱除去系の B 系を使用することを想定（原子炉への注水は A 系も想定）している。このため，残留熱除去系の復旧に際しては，代替循環冷却運転の影響を受ける可能性が最も低い C 系を復旧することを想定する。
残留熱除去系(C)ポンプ類の復旧のためには，機能喪失要因にもよるが原子炉建屋地下３階の残留熱除去系(C)ポンプ室，あるいは，原子炉建屋地下２階の残留熱除去系(C)ポンプ室の上部ハッチまでアクセスすることができる必要がある。
6 号炉については，
図 2.2.1-7 に示すとおり，
代替循環冷却系により高線量となる配管は，残留熱除去系(C)ポンプ室並びに上部ハッチ付近から十分離れていることから，アクセスは可能である。
7 号炉については，
図 2.2.1-8 に示すとおり，
代替循環冷却系により高線量となる配管は，残留熱除去系(C)ポンプ室から十分離れていることから，アクセスは可能である。一方，上部ハッチ付近には高線量となる配管があることから，
代替循環冷却運転時の放射線量を考慮し，必要に応じて放射線防護対策を施す。このときの上部ハッチ付近の線量評価結果を以下に示す。
線源となる配管は図 2.2.1-8 にて青ラインで示す口径 150A の配管であるが，保守的に口径 500A の配管中にサプレッション・プール水が満たされているものとして評価した。
また，
サプレッション・プール水中の放射性物質の濃度の評価に当たり，セシウム及びよう素については炉内内蔵量の全量がサプレッション・プール水中に溶け込んだものと想定した。評価
モデル図を図 2.2.1-9 に示す。
評価の結果，事故発生後 30 日間経過した場合，上部ハッチ付近（線源となる配管からの距離が 10m の地点）において約 500mSv/h となった。
作業場所が高線量である場合は，放射線防護対策として，福島第一原子力発電所の作業で使われているような移動式遮蔽体等を用いることで，当該箇所へのアクセス，復旧作業への影響がないように適切に対策を講じる。移動式遮蔽体を用いた場合の一例を図 2.2.1-10 に示す。なお，前述の線量率（約 500mSv/h）を約 20mSv/h に低減することを想定した場合に必要な遮蔽厚さ（減衰率：0.04）は，遮蔽体が鉄の場合約 11cm となる（図 2.2.1-11 参照）。
減衰率＝低減後の線量率(mSv/h)／上部ハッチ付近の線量率(mSv/h)＝20／500＝0.04

38

これが上記のとおり保守的な配管口径を想定した遮蔽厚さになるが，実際の配管口径が150A であることを踏まえ，移動式遮蔽体は適切な遮蔽効果を有し，構造強度を有する設計とする。
これらの遮蔽を現場状況に応じて適切に設置すること等で放射線防護の対策を講じる。
なお，現場操作時は放射線量を測定し適切な防護装備を装備した上でアクセスすることと
している。

39

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。

図 2.2.1-7 機器配置図（6 号炉原子炉建屋地下 3 階及び地下 2 階）

図 2.2.1-8 機器配置図（7 号炉原子炉建屋地下 3 階及び地下 2 階）40

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。

10000

QAD-CGGP2R コードを用いて評価

図 2.2.1-9 RHR(C)ポンプ室上部ハッチ付近 線量評価モデル

図 2.2.1-10

7 号炉 RHR(C)ポンプ室上部ハッチへのアクセスに必要な放射線防護対策

41

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。

図 2.2.1-11 遮蔽体（鉄，鉛）の減衰率（QAD-CGGP2R コードを用いて評価）

42

2.2.2 操作概要について「格納容器過圧・過温破損（代替循環冷却を使用した場合）」及び「高圧溶融物放出／格
納容器雰囲気直接加熱」の手順の概要を図 2.2.2-1～3 に，必要な要員と作業項目を図
2.2.2-4～6 に示す。

43

重大事故等対策の有効性評価について「雰囲気圧（解析上の時間）（約０分）

冷却材喪失（大破断）発生

力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」

格納容器圧力高「１３．７kPa[gage]」
到達参照
高圧注水機能喪失を確認

高圧給水機能喪失を確認

原子炉スクラム・タービントリップを確認

低圧注水機能喪失を確認

全交流電源喪失凡例

回復は解析上考慮せず

原子炉への注水機能喪失を確認：操作・確認（運転員のみの作業）：緊急時対策要員（現場）のみの作業：プラント状態：運転員と緊急時対策要員(現場）の共同作業：判断：シナリオ上考慮しない操作・判断結果（約10分後）早期の電源回復不能と判断

原子炉圧力－ドライウェル温度による「水位不明判断曲線」で水位不明を
判断する。
ＥＯＰ

（約２３分後）

常設代替交流電源設備（ガスタービン発電機）による非常用電源回復操作

炉心損傷開始低圧代替注水系（復水移送ポンプ）準備

常設代替交流電源設備（ガスタービン発電機）の準備

ガスタービン発電機以外による非常用電源供給
・可搬型代替交流電源設備による緊急用Ｍ／Ｃ受電
・可搬型代替交流電源設備によるＰ／Ｃ受電

可搬型代替注水ポンプの準備（復水貯蔵槽への補給準備）

復水移送ポンプ以外による原子炉注水・消火ポンプによる代替注水・可搬型代替注水ポンプによる代替注水

回復は解析上考慮せず
消火系による復水貯蔵槽への補給（約１２時間後）（約１２時間後）

炉心損傷確認EOP（約７０分後）淡水タンクから防火水槽への補給

復水移送ポンプによる代替原子炉注水と同等の流量確保または注水開始不可

ガスタービン発電機と同等の電源供給開始不可

大湊側防火水槽への補給準備が完了

可搬型代替注水ポンプの準備が完了（適宜実施）（適宜実施）

低圧代替注水系（復水移送ポンプ）準備が完了

格納容器薬品注入準備

高圧／低圧注水機能
回復操作

貯水池から防火水槽への補給準備（大湊側防火水槽への補給準備）

代替原子炉補機冷却系準備

可搬型代替注水ポンプによる復水貯蔵槽補給

大湊側防火水槽への補給

低圧代替注水系（復水移送ポンプ）による原子炉注水開始（崩壊熱と注水流量から原子炉水位の上昇率を求める）
フィルタ装置排水ポンプ水張り

原子炉冠水確認（約２時間後）（破断口からの流出をサプレッションプール水位上昇傾向変化により確 認）
または（原子炉水位の上昇率から「レベル１」以上に回復していることを推定する）

損傷炉心冷却成功確認
原子炉圧力容器健全確認（約２時間後）格納容器温度190℃超過確認

格納容器上部雰囲気温度
１７１℃超過確認

低圧代替注水系（復水移送ポンプ）による原子炉注水を停止し、ドライウェルスプレイを開始する。

可搬型代替注水ポンプの準備（格納容器頂部注水系準備）

原子炉注水停止後の水位低下量を崩壊熱より計算し「高圧炉心注水ノズル」を起点とし「レベル１」までの時間を推定する。

可搬型代替注水ポンプの準備が完了

ドライウェル側
格納容器薬品注入実施

可搬型代替注水ポンプによる格納容器頂部注水「レベル１」までの推定した時間経過後、低圧代替注水系（復水移送ポンプ）によるドライウェルスプレイから原子炉注水へ切り替える「レベル１」を起点とした原子炉冠水確認まで注入実施後、サプレッションチェンバスプレイに切り替える。

サプレッションチェンバ側
格納容器薬品注入実施「レベル１」までの推定した時間経過後、低圧代替注水系（復水移送ポンプ）によるサプレッションチェンバスプレイから原子炉注水へ切り替える

代替循環冷却運転のバックアップとして消防車による代替注水機能を確保する。

「レベル１」を起点とした原子炉冠水確認まで注入実施後、ドライウェルスプレイに切り替える。

復水移送ポンプによる代替注水運転に影
響のない部分について系統構成を実施する。

代替循環冷却運転準備（系統構成１）

可搬型代替注水系準備（代替原子炉注水）

代替循環冷却運転による除熱実施判断代替循環冷却運転以外に除熱機能が回復しないことを最終的に確認し、代替
循環冷却運転を開始する。

復水移送ポンプ停止に伴い、代替注
水として消防車による代替注水を確保
し、必要に応じて実施する。

復水移送ポンプを停止しないと実施できな
い系統構成があるため、一時復水移送ポン
プを停止する。

代替循環冷却運転準備（復水移送ポンプ停止）

代替循環冷却運転準備（系統構成２）可搬型代替注水系による原子炉注水（必要に応じて実施）

代替循環冷却運転開始（復水移送ポンプ起動）

代替循環冷却運転失敗を想定

Ｎ
代替循環冷却運転開始後に格納容器
圧力低下が見られない場合でも運転は継続する。流量は系統温度を抑制する
ため増操作はせずに維持する

代替原子炉補機冷却系
準備完了

復水移送ポンプ復水貯蔵槽吸込弁及びミ
ニフロー弁を全閉にする。

代替循環冷却運転を開始しても格納容器圧力の低下傾向が見られない場合についての対応を記載（ＴＱＵＶの場合は代替循環冷却運転の効果がでるまで時間遅れがある）

復水移送ポンプ停止後は復水貯蔵槽への補給が不要になるため停止する。
復水貯蔵槽への補給
停止

代替循環冷却運転開始後は防火水槽を水源使用する設備がないため停止する。
防火水槽への補給停止

代替循環冷却運転により格納容器圧力下降

Ｙ

代替循環冷却運転継続

何らかの故障により、代替循環冷却運転が実施できない場合についての対応を記載

Ｎ
格納容器圧力620kPa[gage]
到達時間予測（約３８時間後）（約３８時間後）

サプレッションプール水位外部水源注水制限にて
低圧代替注水系（復水移送ポンプ）によるドライウェルスプレイ停止「格納容器圧力620ｋPa[gage]」にて格納容器ベント実施

格納容器圧力620kPa[gage]にて格納容器ベント実施

代替循環冷却運転による格納容器スプレイ停止

代替循環冷却運転
運転継続
可搬型代替注水系による注水

防火水槽への補給
開始

Ｙ

格納容器圧力620kPa[gage]
到達時間予測格納容器圧力620kPa[gage]にて格納容器ベント実施
安定停止状態移行

格納容器圧力逃がし装置等による格納容器ベント

フィルタ装置排水操作
フィルタ装置薬品注入操作

低圧代替注水系による原子炉注水を継続し、格納容器ベントによる格納容器圧力の低下傾向を確認する。及び機能喪失している設備の復旧に努める。
機能喪失していた設備の復旧後、格納容器ベントは格納容器スプレイ冷却モード及びサプ
レッションプール水冷却モードにより格納容器冷却が可能であること、及び水素濃度制御が可能であることを確認し停止する。
格納容器を格納容器スプレイ冷却モード及びサプレッションプール水冷却モードにより冷却し、格納容器が十分に冷却された後、原子炉注水を低圧代替注水から低圧注水系へ切り替える。

図 2.2.2-1 代替循環冷却運転の手順概要（格納容器過圧・過温破損シナリオの場合）
「全体図」

44

重大事故等対策の有効性評価について「雰囲気圧
代替循環冷却運転のバックアップとして消防車による代替注水機能を確保する。

「レベル１」を起点とした原子炉冠水確認まで注入実施後、ドライウェルスプレイに切り替える。

復水移送ポンプによる代替注水運転に影
響のない部分について系統構成を実施する。

力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」
参照

代替循環冷却運転準備（系統構成１）

可搬型代替注水系準備（代替原子炉注水）

代替循環冷却運転による除熱実施判断代替循環冷却運転以外に除熱機能が回復しないことを最終的に確認し、代替
循環冷却運転を開始する。

復水移送ポンプ停止に伴い、代替注
水として消防車による代替注水を確保
し、必要に応じて実施する。

復水移送ポンプを停止しないと実施できな
い系統構成があるため、一時復水移送ポン
プを停止する。

代替循環冷却運転準備（復水移送ポンプ停止）

代替循環冷却運転準備（系統構成２）可搬型代替注水系による原子炉注水（必要に応じて実施）

代替循環冷却運転開始（復水移送ポンプ起動）

代替循環冷却運転失敗を想定

Ｎ
代替循環冷却運転開始後に格納容器
圧力低下が見られない場合でも運転は継続する。流量は系統温度を抑制する
ため増操作はせずに維持する

代替原子炉補機冷却系
準備完了

復水移送ポンプ復水貯蔵槽吸込弁及びミ
ニフロー弁を全閉にする。

代替循環冷却運転を開始しても格納容器圧力の低下傾向が見られない場合についての対応を記載（ＴＱＵＶの場合は代替循環冷却運転の効果がでるまで時間遅れがある）

代替循環冷却運転により格納容器圧力下降

Ｙ

代替循環冷却運転継続

何らかの故障により、代替循環冷却運転が実施できない場合についての対応を記載

Ｎ
格納容器圧力620kPa[gage]
到達時間予測（約３８時間後）（約３８時間後）

サプレッションプール水位外部水源注水制限にて
低圧代替注水系（復水移送ポンプ）によるドライウェルスプレイ停止「格納容器圧力620ｋPa[gage]」にて格納容器ベント実施

格納容器圧力620kPa[gage]にて格納容器ベント実施

代替循環冷却運転による格納容器スプレイ停止

代替循環冷却運転
運転継続
可搬型代替注水系による注水

防火水槽への補給
開始

Ｙ

格納容器圧力620kPa[gage]
到達時間予測格納容器圧力620kPa[gage]にて格納容器ベント実施
安定停止状態移行

格納容器圧力逃がし装置等による格納容器ベント

フィルタ装置排水操作
フィルタ装置薬品注入操作

低圧代替注水系による原子炉注水を継続し、格納容器ベントによる格納容器圧力の低下傾向を確認する。及び機能喪失している設備の復旧に努める。
機能喪失していた設備の復旧後、格納容器ベントは格納容器スプレイ冷却モード及びサプ
レッションプール水冷却モードにより格納容器冷却が可能であること、及び水素濃度制御が可能であることを確認し停止する。
格納容器を格納容器スプレイ冷却モード及びサプレッションプール水冷却モードにより冷却し、格納容器が十分に冷却された後、原子炉注水を低圧代替注水から低圧注水系へ切り替える。

図 2.2.2-2 代替循環冷却運転の手順概要（格納容器過圧・過温破損シナリオの場合）
「抜粋図」

45

復水移送ポンプ停止後は復水貯蔵槽への補給が不要になるため停止する。
復水貯蔵槽への補給
停止

代替循環冷却運転開始後は防火水槽を水源使用する設備がないため停止する。
防火水槽への補給停止

（解析上の時間）

重大事故等対策の有効性評価について「高圧溶融物

主蒸気隔離弁全閉発生

外部電源喪失発生（約0分）

主蒸気隔離弁閉
原子炉スクラム信号発生

非常用ディーゼル発電機自動起動確認
非常用高圧系統（6.9kV）復旧確認

原子炉スクラム・タービントリップを確認

非常用ディーゼル発電機運転状態確認

高圧注水機能喪失を確認

回復は解析上考慮せず

低圧注水機能喪失を確認

回復は解析上考慮せず

放出／格納容器雰囲気直接加熱」参照

高圧代替注水系
起動操作
高圧代替注水系による
原子炉注水は解析上考慮せず回復は解析上考慮せず

低圧代替注水機能喪失を確認

全ての設備による原子炉注水失敗を確認（約1時間後）炉心損傷開始高圧／低圧注水機能回復操作

代替注水系起動・制御棒駆動水ポンプによる原子炉注水・消火ポンプによる代替注水・可搬型代替注水ポンプによる代替注水

回復は解析上考慮せず
炉心損傷確認

代替原子炉補機冷却系
準備（約1.4時間後）

原子炉水位有効燃料棒底部（BAF）から
有効燃料棒長さ+10%到達

可搬型代替注水ポンプの準備（復水貯蔵槽への補給準備）（約12時間後）格納容器スプレイによる格納容器薬品注入

可搬型代替注水ポンプの準備が完了

損傷炉心冷却未達成と判断（適宜実施）
可搬型代替注水ポンプによる復水貯蔵槽補給（約3.7時間後）（約12時間後）防火水槽への補給準備が完了（適宜実施）
防火水槽への補給

ドライウェルクーラによる格納容器除熱

原子炉圧力容器下鏡温度300℃到達

損傷炉心冷却失敗と判断

格納容器下部注水系（常設）復水移送ポンプ１台（90m3/h）
による格納容器下部注水開始

消火系による格納容器下部注水

復水移送ポンプ
1台追加起動・2台運転確認

格納容器過温防止スプレイ実施（約5.7時間後）

格納容器下部総注水量180m3（水位約2ｍ）
到達後，格納容器下部注水系停止（約7時間後）原子炉圧力容器破損

格納容器下部注水による格納容器薬品注入

原子炉圧力容器破損時
原子炉圧力2.0MPa[gage]以下

溶融炉心落下水蒸気発生に伴う格納容器圧力上昇（溶融燃料－冷却材相互作用）

格納容器限界圧力以下

原子炉格納容器バウンダリ機能維持

原子炉圧力容器破損を判断

格納容器下部注水系（常設）復水移送ポンプ
により格納容器下部に崩壊熱相当量を注水（約8時間後）溶融炉心によるコンクリート浸食停止（約8時間後）格納容器圧力0.465MPa[gage]到達

消火系による格納容器下部注水

低圧代替注水系（常設）復水移送ポンプ
2台によるドライウェルスプレイ開始（格納容器下部注水継続）（約20時間後）（約20.5時間後）

代替原子炉補機冷却系
準備が完了

代替循環冷却系
運転開始

代替循環冷却運転
運転継続可能No
格納容器圧力逃がし装置等による格納容器ベント実施

Yes
代替循環冷却運転による格納容器スプレイおよび格納容器下部注水を継続し，機能喪失している設備の復旧に努める。復旧後，原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器の冷却を実施する
格納容器頂部注水操作について実施判断基準値を超えた場合は速やかに実施
する

図 2.2.2-3 代替循環冷却運転の手順概要（高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱シナリオの場合）

46

燃料供給準備（タンクローリ給油準備）

淡水タンクから防火水槽への補給

純水補給水系による復水貯蔵槽への補給

復水移送ポンプ
1台追加起動・2台運転確認

中央制御室での逃がし安全弁2個による原子炉急速減圧

淡水貯水池から防火水槽への補給準備（防火水槽への補給準備）（約12時間後）タンクローリによる給油準備完了（適宜実施）
可搬設備への燃料補給

重大事故等対策の有効性評価について「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」
参照
格納容器過圧・過温破損

経過時間（分）
10

20

30

40

50

60

70

80

90

100

110

120

備考

事象発生

実施箇所・必要人員数

原子炉スクラム

操作項目

運転員
（中操）
６号

運転員
（現場）
７号

６号

７号

操作の内容

緊急時対策要員（現場）
６号
７号

プラント状況判断
約24分 炉心損傷開始

約70分
原子炉注水開始・冷却材喪失（大破断）確認

２人
Ａ ,Ｂ

状況判断

２人
a ,b

－

－

－

－

・原子炉スクラム・タービント
リップ確認

10分

・全交流電源喪失確認
・原子炉注水機能喪失確認

交流電源回復操作（解析上考慮せず）
高圧／低圧注水機能喪失調査、
復旧操作（解析上考慮せず）

－

－

－

－

－

－

非常用ディーゼル発電機 機能
回復

対応可能な要員により、対応する

－

－

－

－

－

－

外部電源

対応可能な要員により、対応する

－

－

（２人）
Ａ ,Ｂ

（２人）
a ,b
－

－

回復

－

－

－

・給水系、原子炉隔離時冷却系、高圧炉心注水系、低圧注水
系 機能回復－－－－・受電前準備（中操）

４人
Ｃ,Ｄ
Ｅ,Ｆ

４人
c,d
e,f

－

－

・現場移動
・受電前準備（現場）－

常設代替交流電源設備
準備操作

20分

50分

・現場移動
・ガスタービン発電機健全性確認
・緊急用M/C健全性確認
・ガスタービン発電機給電準備
・緊急用M/C給電準備

６人
－

－

－

－

・ガスタービン発電機起動
・緊急用M/C遮断器投入

常設代替交流電源設備
運転

（２人）

常設代替交流電源設備からの受電操作

低圧代替注水系（常設）
備操作

・ガスタービン発電機
態監視対応可能な要員により、対応する

20分

10分

20分

運転状

適時実施

（１人）
Ｂ

（１人）
b

－

－

－

－

・Ｍ／Ｃ受電確認

10分

－

－

（4人）
Ｃ,Ｄ
Ｅ,Ｆ

（4人）
c,d
e,f

－

－

・Ｍ／Ｃ
・ＭＣＣ

10分

（１人）
Ａ

（１人）
a

－

－

－

－

・復水移送ポンプ起動／運転確認
・低圧代替注水系ラインアップ

－

－

（２人）
Ｃ,Ｄ

（２人）
c,d

－

－

・現場移動
・低圧代替注水系 現場ラインアップ※復水貯蔵槽吸込ライン切替

準

受電
受電

5分

30分

図 2.2.2-4 代替循環冷却運転の作業と所要時間（０~１２０分後）「格納容器過圧・過温破損シナリオの場合」

47

重大事故等対策の有効性評価について「雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）」
参照
格納容器過圧・過温破損

経過時間（時間）

2

運転員
（中操）

低圧代替注水系（常設） 注水操作
代替格納容器スプレイ操作（格納容器薬品注入を含む）

格納容器薬品注入操作（解析上考慮せず）

運転員
（現場）

8

10

６号

７号

６号

７号

（１人）
Ａ

（１人）
a

－

－

－

（１人）
Ａ

（１人）
a

－

－

－

－

（4人）
Ｃ,Ｄ
Ｅ,Ｆ

（4人）
c,d
e,f

－

－

－

－

－

14

16

18

操作の内容

22

24

26

28

30

32

34

約70分 原子炉注水開始
約２時間 炉心冠水確認

約20時間
代替循環冷却運転 開始－

・低圧注水系 注入弁操作－－

・低圧注水系 スプレイ弁操作
・スプレイに合わせた薬品注入

適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施
最初の格納容器スプレイに合わせて格納容器薬品注入を実施－－

・格納容器スプレイに合わせた薬品注入

最初の格納容器スプレイに合わせて格納容器薬品注入を実施

２人

２人

・消防車による復水貯蔵槽への注水準備（消防車移動、ホース敷設（防火水槽から消防車，消防車から接続口），ホース接続）

（１人）

（１人）

－

備考

20

約20時間
低圧代替注水 停止

炉心冠水後は、適宜原子炉注水と格納容器スプレイの切り替えを繰り返し実施

60分

・消防車による復水貯蔵槽への補給

復水移送ポンプ停止時に、復水貯蔵

継続実施

・現場移動
・貯水池～防火水槽への系統構成，ホース水張り

貯水池から大湊側防火水槽への補給

12

約24分 炉心損傷開始

緊急時対策要員（現場）
６号
７号

消防車による防火水槽から復水貯蔵槽への補給

6

事象発生

実施箇所・必要人員数
操作項目

4

槽への補給を停止する

90分

２人

復水貯蔵槽への補給停止後も、代替・貯水池から防火水槽への補給

循環冷却運転開始まで消防車による代替注水を実施する場合があるた

継続実施

め、防火水槽への補給は継続する

－

－

（２人）
Ｅ,Ｆ

（２人）
e,f

－

－

代替原子炉補機冷却系 準備操作

・現場移動
・代替原子炉補機冷却系 現場ラインアップ

300分

－

－

－

－

13人
（参集）

13人
（参集）

・現場移動
・資機材配置及びホース布設、起動及び系統水張り代替原子炉補機冷却系 運転

－

－

－

－

（３人）

（３人）

・代替原子炉補機冷却系 運転状態監視

可搬型代替注水系による
原子炉注水 準備操作

－

－

－

－

５人
（参集）

５人
（参集）

・消防車による原子炉への注水準備（消防車移動、ホース敷設（防火水槽から消防車，消防車から接続口），ホース接続）

（１人）
Ｂ

（１人）
b

－

－

－

－

・代替循環冷却運転 中央制御室ラインアップ

（１人）
Ｂ

（１人）
b

－

－

－

－

・復水移送ポンプ停止
・中央制御室ラインアップ

－

－

（２人）
Ｅ,Ｆ

（２人）
e,f

－

－

・現場移動
・代替循環冷却運転 現場ラインアップ（復水貯蔵槽吸込弁、復水移送ポンプミニフロー弁）

代替循環冷却運転開始

（２人）
Ａ,Ｂ

（２人）
a,b

－

－

－

－

・復水移送ポンプ起動
・低圧注水系注入弁、格納容器スプレイ弁操作

代替循環冷却運転状態監視

（１人）
Ａ

（１人）
a

－

－

－

－

・代替循環冷却運転による原子炉・格納容器の状
態監視

（１人）
Ａ

（１人）
a

－

－

－

－

・低圧注水系 注入弁操作

－

－

－

－

（２人）

（２人）

－

－

－

－

代替循環冷却運転 準備操作
（系統構成1）

代替循環冷却運転 準備操作
（系統構成2）可搬型代替注水系による原子炉への注水

燃料供給準備

必要人員数 合計

－

－

－

－

２人
Ａ,Ｂ

２人
a,b

４人
Ｃ,Ｄ,Ｅ,Ｆ

４人
c,d,e,f

適宜実施

60分

この時間内に実施

この時間内に実施

３0分

30分

60分

５分

継続実施

復水移送ポンプ停止期間中の原子炉水位確保として、消防車による原子炉注水を想定。
外部注水配管の隔離弁は屋外から操作可能であるため、原子炉注水時のみ開する（代替循環冷却運転時のバウンダリ確保のため）・消防車による原子炉への注水

適宜実施

適宜実施

タンクローリー残量に応じて適宜軽90分

・軽油タンクからタンクローリーへの補給

２人

燃料給油作業

１０時間

油タンクから補給・消防車への給油・電源車への供給

継続実施

14人（参集要員３６人）

以上が、代替循環冷却運転による格納容器ベント回避のシナリオ
以下は、代替循環冷却運転失敗による格納容器ベントに至るシナリオ（＊２時間後に代替循環冷却運転に失敗し、事故後３０時間で格納容器ベントに至ることを想定）
経過時間（時間）2

代替循環冷却運転状態監視

運転員
（中操）

運転員
（現場）

操作の内容

緊急時対策要員
（現場）
６号
７号

10

12

６号

７号

（１人）
Ａ

（１人）
a

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

・消防車による原子炉への注水

－

－

－

－

・現場移動
・防火水槽への補給再開

－

－

14

16

18

備考

20

22

約70分 原子炉注水開始

（２人）

26

28

30

約20時間
代替循環冷却運転 開始

・代替循環冷却運転による原子炉・格納容器の状
態監視

適宜実施

・現場移動
・消防車再起動

（２人）

24

32

34

約20時間
低圧代替注水 停止

約２時間 炉心冠水確認

７号

貯水池から大湊側防火水槽への補給

8

約24分 炉心損傷開始

６号

可搬型代替注水系による
原子炉・格納容器への注水

6

事象発生

実施箇所・必要人員数
操作項目

4

約30時間
格納容器ベント 実施

・代替循環冷却運転開始２時間後に故障等により失敗することを想定

60分

（２人）
継続実施

一
時
待
避

現場確認中断格納容器ベント前に待避準備及び待（一時待避中）避を実施する

60分

（２人）
一

可搬型代替注水系による原子炉への注水

－

－

－

－

（１人）
Ａ

（１人）
a

－

－

－

－

・低圧注水系 注入弁操作

（１人）
Ａ

（１人）
a

－

－

－

－

・ベント準備３0分

この時間内に実施

－

－

２人
Ｅ,Ｆ

２人
e,f

－

－

・ベント準備60分

この時間内に実施

・貯水池から防火水槽への補給

継続実施

時
待
避

格納容器ベント前に待避準備及び待現場確認中断（一時待避中）避を実施する
一時待避前に防火水槽が枯渇しない
ように補給量を調整する

一

格納容器ベント準備操作

格納容器ベント操作時
待格納容器ベント前に第２待避所へ待避準備及び待避を実施する

避・フィルタ装置水位調整準備（排水ライン水張り）

－

－

－

－

（２人）

（２人）

（１人）
Ａ

（１人）
a

－

－

－

－

・格納容器ベント操作
・ベント状態監視

－

－

－

－

（２人）

（２人）

・フィルタ装置水位調整

60分

この時間内に実施

一時

格納容器ベント前に待避準備及び待待避避を実施する

格納容器ベント操作後第１待避所へ

格納容器ベント操作後，適宜ベント状態監視

待避し、ベント状態を監視する。
適宜実施

中操からの連絡を受けて現場操作を実施する

現場確認中断（一時待避中）

格納容器ベント前に待避準備及び待避を実施する

一

代替原子炉補機冷却系 運転

－

－

－

－

（３人）

（３人）

・代替原子炉補機冷却系 運転状態監視

適宜実施

時
待
避

燃料供給準備－－－－

燃料給油作業－－－－

タンクローリー残量に応じて適宜軽90分

・軽油タンクからタンクローリーへの補給（２人）

油タンクから補給一・消防車への給油・電源車への供給

継続実施

時
待
避

図 2.2.2-5 循環冷却運転の作業と所要時間（０~３４時間後）「格納容器過圧・過温破損シナリオの場合」
48

作業中断（一時待避中）

格納容器ベント前に待避準備及び待避を実施する
一時待避前に燃料が枯渇しないように補給する

重大事故等対策の有効性評価について「高圧溶融物
放出／格納容器雰囲気直接加熱」参照
高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱

経 過時 間（時 間）
1

2

3

4

5

6

7

8

9

10

11

備考

12

事象発生
原子炉スクラム実施 箇所 ・必 要人員 数

当直長

責任 者
操作項 目

指揮 者
通 報連 絡者

6号
7号

1人

当直副 長
当直副 長

緊 急時 対策要 員

運 転員（ 中央 制御室 ）
6号
7号

1人
1人

号 炉毎運 転操 作指揮

5人

中央制 御室 連絡
発電所 外部 連絡

運転 員
（現 場）
6号

プラント状況判断

7号

約1時間

中 央監視
緊 急時対 策本 部連絡
操 作の内 容炉心損傷開始約1.4時間 原子炉水位有効燃料棒底部（BAF）＋10%燃料有効長到達約3.7時間 原子炉圧力容器下鏡温度300℃到達
約7時間 原子炉圧力容器破損

緊急時 対策 要員
（ 現場）
6号
7号

約8時間

格納容器圧力465kPa[gage]到達・外部電源喪失確認

・原子炉スクラム・タービントリップ確認
2人
A, B

状況判断

2人
a.b

－

－

－

10分

－
・非常用ディーゼル発電機起動確認

・全ての原子炉注水機能喪失確認
原子炉注水機能喪失調査、復旧操作（解析上考慮せず）

－

－

（1人）

（1人）

B

b

－

－

－

－

・原子炉隔離時冷却系，高圧炉心注水系，残留熱除去系 機能回復

－

－

－

－

・復水移送ポンプ起動／運転確認

－

－

－

－

・残留熱除去系 スプレイ弁操作－－・放射線防護装備準備／装備

2人

2人

E, F

e,f
－

－

・格納容器スプレイに合わせた薬品注入－－

・格納容器下部への注水準備
・低圧代替注水系（常設）ラインアップ－－

・放射線防護装備準備／装備

対応可能な要員により対応する

5分

60分

格納容器薬品注入操作（解析上考慮せず）要員を確保して対応する－

格納容器下部注水系

準備

原子炉急速減圧操作

－

－

－

（1人）
A

（1人）
a

－

－

－

－

（1人）
A

（1人）
a

（1人）

（1人）

A

a

（1人）
A

（1人）
a

10分

－

－

2人
C, D

2人
c,d
－

－

－

－

－

－

・逃がし安全弁 2弁
手動開放操作－－－－・原子炉圧力容器破損前の初期注水

－

－

－

－

・原子炉圧力容器破損後の格納容器下部注水

2人
E, F

2人
e,f

80分

40分

10分

・現場移動
30分

※復水貯蔵槽吸込ライン切替

5分
総注水量180m3
到達後停止

格納容器下部注水系操作
格納容器下部に崩壊熱相当量を継続注水

10分

・放射線防護装備準備／装備
格納容器薬品注入操作（解析上考慮せず）要員を確保して対応する・格納容器下部注水に合わせた薬品注入

低圧代替注水系（常設） 準備操作

代替格納容器スプレイ冷却系

（1人）
B

（1人）
b

（1人）

（1人）

A

a

（1人）
A

（1人）
a

－

－

－

－

－

－

・復水移送ポンプ起動／運転確認

－

－

－

－

・残留熱除去系 スプレイ弁操作

－

－

－

－

・残留熱除去系 スプレイ弁操作－－・放射線防護装備準備／装備

（2人）
C, D

（2人）
c,d

・現場移動
・代替原子炉補機冷却系 現場ラインアップ

格納容器薬品注入操作において実施済みとなる

30分

格納容器過温抑制流量

原子炉圧力容器破損確認まで継続実施「70m3/h」

操作

－

－

－

－

－

－

－

－

13人
（参集）

13人
（参集）

－

－

－

－

※1

※1

－

－

－

－

2人

※2,※3

465～390kPa[gage]で間欠スプレイ

10分

300分

代替原子炉補機冷却系 準備操作
10分

・放射線防護装備準備／装備
・現場移動

600分

・資機材配置及びホース布設，起動及び系統水張り10分

・放射線防護装備準備／装備

淡水貯水池から防火水槽への補給

可搬型代替注水ポンプによる防火水槽から復水貯蔵槽への補給

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

－

・現場移動
・淡水貯水池～防火水槽への系統構成，ホース水張り

2人,※2

2人,※3

（2人）

（2人）

※4

※4

－

－

－

－

－

－

－

－

－

10分

・可搬型代替注水ポンプによる復水貯蔵槽への注水準備（可搬型代替注水ポンプ移動，ホース敷設（防火水槽から可搬型

180分

代替注水ポンプ，可搬型代替注水ポンプから接続口），ホース接
続）

－

－

90分

・放射線防護装備準備／装備

・可搬型代替注水ポンプによる復水貯蔵槽への補給
・淡水貯水池から防火水槽への補給

・放射線防護装備準備／装備

10分

2人

燃料給油準備・軽油タンクからタンクローリへの補給

タンクローリ残量に応じて適宜
軽油タンクから補給

90分※5
燃料給油作業－－－－・可搬型代替注水ポンプへの給油

経 過時 間（時 間）
14

16

18

20

22

24

26

備考
28

30

32

34

36

実施 箇所 ・必 要人員 数
操作項 目

－

－

運転 員
（現 場）
6号

7号

（2人）

（2人）

C, D

c,d

代替原子炉補機冷却系 準備操作
－

－

－

－

緊急時 対策 要員
（ 現場）
6号
7号
－

－

※1

※1

（13人）

（13人）

※6,※7

※6,※7

燃料給油準備

－

－

－

－

※6

燃料給油作業

－

－

－

－

（2人）

代替原子炉補機冷却系 運転

－

－

－

－

（1人）
代替循環冷却運転（系統構成1）

準備操作

格納容器下部注水系操作

代替格納容器スプレイ冷却系

代替循環冷却運転（系統構成2）

約20時間

操 作の内 容運 転員
（ 中央 制御室 ）
6号
7号

操作

準備操作

（1人）

適宜実施

・代替原子炉補機冷却系 運転状態監視

適宜実施

※7

※7

（3人）

（3人）

－

－

－

－

・代替循環冷却運転 現場ラインアップ（代替スプレイに影響のない部分）

－

（1人）
a

－

－

－

－

・原子炉圧力容器破損後の格納容器下部注水

（1人）
A

（1人）
a

－

－

－

－

・残留熱除去系 スプレイ弁操作

（2人）

（2人）

A, B

a,b

－

（2人）

A, B

a,b

（1人）

（1人）

A

a

可搬型代替注水ポンプによる防火水槽から復水貯蔵槽への補給－

淡水貯水池から防火水槽への補給

－

－

－

（2人）
e,f

タンクローリ残量に応じて適宜
軽油タンクから補給

90分

・電源車への給油

e,f

（2人）
E, F

600分

・軽油タンクからタンクローリへの補給

（2人）

（1人）
A

開始

300分

・現場移動
・資機材配置及びホース布設，起動及び系統水張り－－

代替循環冷却運転状態監視

・代替原子炉補機冷却系 現場ラインアップ

E, F

b
－

（2人）

代替循環冷却運転開始

・現場移動

（2人）

B
－

代替原子炉補機冷却系準備完了

約20.5時間 代替循環冷却運転

・代替循環冷却運転

中央制御室ラインアップ

30分

この時間内に実施

・現場移動

－

－

－

－

120分

この時間内に実施
格納容器下部に崩壊熱相当量を継続注水

465～390kPa[gage]で間欠スプレイ

・復水移送ポンプ停止
・代替循環冷却運転

中央制御室ラインアップ

・現場移動
・代替循環冷却運転

現場ラインアップ30分

30分（復水貯蔵槽吸込弁）
・復水移送ポンプ起動

－

－

－

－

－

－

－

－

・代替循環冷却運転による格納容器の状態監視

－

－

－

※4

※4

・可搬型代替注水ポンプによる復水貯蔵槽への補給

－

－

－

（2人）

（2人）

5分

・格納容器スプレイ弁，格納容器下部注水弁操作

・淡水貯水池から防火水槽への補給

適宜実施

適宜実施

適宜実施

※5
燃料給油作業

－

－

－

－

2人
A, B

2人
a,b

4人
C , D, E ,F

4人
c ,d , e, f

・可搬型代替注水ポンプへの給油

適宜実施

（2人）
必要人員数 合計

8人
（参集要員26人）（ ）内の数字は他の作業終了後、移動して対応する人員数

図 2.2.2-6 循環冷却運転の作業と所要時間「高圧溶融物放出／格納容器雰囲気直接加熱シナリオの場合」
49

2.3 系統運転時の監視項目
2.3.1 水素ガス及び酸素ガス発生時の対応について（１）想定水素ガス及び酸素ガス発生量a) 監視が必要となる状況と監視計器に求められる性能
有効性評価の事故シーケンス選定のプロセスにおいて，重大事故等対処設備に期待しても炉心損傷を回避できず，有効性評価の対象とすべき評価事故シーケンスとしては，現状，「大 LOCA+ECCS 注水機能喪失」のみを抽出している。更に有効性評価では，
この「大 LOCA+ECCS 注水機能喪失」の事故シーケンスに対して，より厳しい状況下での重大事故等対処設備の有効性を確認する観点から，SBO を重畳させ，「大 LOCA+ECCS
注水機能喪失+SBO」への対応を確認している。
よって，この「大 LOCA+ECCS 注水機能喪失+SBO」への対応の中で想定される水素濃度及び酸素濃度を監視できる能力を備えることが，重大事故等時の水素濃度及び酸素濃度の監視に最低限要求される性能となる。
b) 重大事故等時の格納容器内の環境と水素濃度及び酸素濃度「大 LOCA+ECCS 注水機能喪失+SBO」事故時における各パラメータの推移は，重大事
故「格納容器過圧・過温破損」における審査において示したとおりである。これに加え，必要な水素濃度及び酸素濃度の監視能力を決定する上で必要な情報である格納容
器内の気体の組成の推移を図 2.3.1-1 及び図 2.3.1-2 に示す。
c) 重大事故等時の水素濃度及び酸素濃度の監視計器に求められる性能①測定範囲について
一般に気相中の体積割合で 5vol%以上の酸素ガスとともに水素ガスが存在する場合，水素濃度 4vol%で燃焼，13vol%で爆轟が発生すると言われている。この観点から，少な
くとも水素濃度は 4vol%，酸素濃度は 5vol%までの測定が可能であることが必要である。
②測定が必要となる時間
図 2.3.1-1 及び図 2.3.1-2 のとおり，解析上は事象発生から約 168 時間後まで酸素濃度が可燃限界である 5vol%を超えることは無く，格納容器内での水素燃焼は生じない。
しかしながら，徐々にではあるが，酸素濃度は上昇し続けることから，除熱系（代替
原子炉補機冷却系）が使用可能となった時点ですみやかに酸素濃度を測定可能とすることが必要である（水素濃度については事故初期から継続して監視は可能）。
除熱系（代替原子炉補機冷却系）の復旧がされない場合，炉心から発生する崩壊熱が原子炉格納容器内に蓄積され，それに伴い発生する蒸気の過圧によって原子炉格納容器圧力は上昇し，原子炉格納容器限界圧力（2Pd）に到達するまでに格納容器ベント

50を実施することとなる（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）」では約 38 時間後に格納容器ベントを実施）。格納容器ベントを実施す
る約 38 時間までは，図 2.3.1-1 及び図 2.3.1-2 のとおり，水の放射線分解によって発生する酸素ガスの濃度は緩やかに上昇することから，格納容器内の酸素濃度が可燃限界（5vol%）に到達するおそれはない。
なお，「大 LOCA+ECCS 注水機能喪失+SBO」事故時において，G 値を設計基準事故対象設備である可燃性ガス濃度制御系の性能を評価する際に用いた G(H2)=0.4,G(O2)=0.2とした場合についても，格納容器内の酸素濃度が可燃限界（5vol%）に到達するのは，事象発生から約 51 時間後である（図 2.3.1-3 及び図 2.3.1-4 参照）。これより，除熱系の復旧がされない約 22.5 時間以前においては格納容器内の酸素濃度が可燃限界（5vol%）に到達することはない。
更に，過圧破損の回避を目的とした格納容器ベントを実施することにより，発生す
る蒸気とともに格納容器内の非凝縮性ガスのほとんどは格納容器ベントを通じて排出されることとなることから，酸素濃度の監視は必要とはならない。

51

③耐環境条件「大 LOCA+ECCS 注水機能喪失+SBO」事故時における各パラメータの推移を踏まえても測定可能であることが必要である。

ドライウェルの気相濃度

格納容器スプレイによってドライウェルの圧力が低下し，この時点でサプレッション・チェンバとの間の真空破壊装置が開放されるため，サプレッション・チェンバの気体がドライ
ウェルに流入し，非凝縮性ガスの濃度が上昇し始める。

水素
酸素
窒素
水蒸気
可燃限界

水蒸気

窒素
水素

（vol%）
酸素

酸素可燃限界（5%）

事故後の時間（h）

図 2.3.1-1 ドライウェル内の気体組成の推移(大 LOCA シナリオ+代替循環冷却)
サプレッション・チェンバの気相濃度

窒素

LOCA 後のブローダウンによって，ドライウェルに存在する非凝縮性ガスが水蒸気とともにサプレッション・チェンバに送り込まれ，水蒸気がス
クラビングによって凝縮されることにより，サプレッション・チェンバ内は非凝縮性ガスの濃度が高い状態となる。また，ドライウェルが原子
炉圧力容器からの水蒸気の放出によって加圧され，サプレッション・チ
ェンバよりも圧力が高い間は非凝縮性ガスがサプレッション・チェンバに集中することとなる。

水素
酸素
窒素
水蒸気
可燃限界

水素

水蒸気

酸素

酸素可燃限界（5vol%）（vol%）

事故後の時間（h）

図 2.3.1-2 サプレッション・チェンバ内の気体組成の推移（大 LOCA シナリオ+代替循環冷却）52

「大 LOCA+ECCS 注水機能喪失+SBO」事故時において，設計基準事故対象設備である
可燃性ガス濃度制御系の性能を評価する際に用いた G(H2)=0.4,G(O2)=0.2 を採用した
場合についても，酸素濃度が可燃限界（5vol%）に至るのは約 51 時間後となる。

図 2.3.1-3 ドライウェル内の気体組成の推移（大 LOCA シナリオ）

図 2.3.1-4 サプレッション・チェンバ内の気体組成の推移（大 LOCA シナリオ）53

（2）水素濃度及び酸素濃度の監視方法
水素濃度は 4vol%，酸素濃度は 5vol%までの測定が可能であることが必要であることから，代替循環冷却時「大 LOCA+ECCS 注水機能喪失+SBO」における格納容器内の水素濃度・酸素濃度の監視は，以下の設備により実施する。
表 2.3.1-1 計装設備の主要仕様
名称
格納容器内水素濃度（SA）

検出器の種類

計測範囲

個数

取付箇所

水素吸蔵材料式

0～100vol%2

原子炉格納容器

0～30vol%(6号炉)
格納容器内水素濃度

熱伝導式

0～20vol%/0～100vol%

2

(7号炉)
0～30vol%(6号炉)
格納容器内酸素濃度

熱磁気風式

0～10vol%/0～30vol%
(7号炉)

2

原子炉建屋地上3,中3階（6号炉）
原子炉建屋地上中3階（7号炉）
原子炉建屋地上3,中3階（6号炉）
原子炉建屋地上中3階（7号炉）（3）水素ガス及び酸素ガスの処理方法
有効性評価では，機能喪失を仮定した設備の復旧には期待せず，過酷事故環境下における G 値に基づき，7 日間以内に水素ガスと酸素ガスの両方の濃度が可燃限界に到達しないことを確認している。
しかしながら，ここでは 7 日間以内に水素ガスと酸素ガスの両方の濃度が可燃限界に到達した場合と 7 日間以降の水素ガス及び酸素ガスの扱いについて以下に示す。
a) 7 日間以内に水素ガスと酸素ガスの両方の濃度が可燃限界に到達した場合機能喪失を仮定した設備の復旧には期待しないという前提においては，格納容器内の水素ガス及び酸素ガスを処理する方法は格納容器ベントによって格納容器外へ放出する手段となる。よって，酸素濃度が 5vol%に至るまでに格納容器ベントを実施する。
なお，格納容器ベントの実施により蒸気と共に非凝縮性ガスは排出され，その後の格
納容器内の気体組成は水蒸気がほぼすべてを占めることとなる。
代替原子炉補機冷却系等による除熱系が復旧し，格納容器圧力制御が可能になった
場合であっても，仮に酸素濃度が 5vol%に到達するおそれがある場合，格納容器ベント
を通じて非凝縮性ガスを格納容器外へ排出することとなる。このとき格納容器スプレ
イによって，格納容器圧力が低い状態での排出となるが，炉心崩壊熱による蒸気発生
は長時間継続するため，その蒸気とともに非凝縮性ガスは同時に排出され，格納容器
内に残る水素及ガス及び酸素ガスは無視しえる程度となり，可燃限界に至ることはな
い（「重大事故等対策の有効性評価について」3.4 水素燃焼 添付資料 3.4.5 G 値を設計

54

基準事故ベースとした場合の評価結果への影響 参照）。
b) 7 日間以降の水素ガス及び酸素ガスの処理方法
この場合，機能喪失を仮定した設備の復旧又は外部からの支援等に期待することができ，多様な手段を確保することができる。
まず，可燃性ガス濃度制御系の復旧を試みることで，水の放射線分解により発生す
る酸素ガスを処理する。また，a)と同様に格納容器ベントによる排出も可能であり，水素ガス及び酸素ガスの処理については多様な手段を有する。
（4）代替補機冷却系復旧以前における格納容器内の酸素濃度の推定
格納容器内の酸素濃度を把握する目的としては，事故後の格納容器内の水素ガスが燃焼を生じる可能性の把握である。
有効性評価においては，
約 22.5 時間以前に格納容器内の酸素濃度が可燃限界（5vol%）に至らないことを確認しているが，約 22.5 時間以前において格納容器内の酸素濃度を把握する方法として，推定手段を整備している。
格納容器内酸素濃度の計測が困難になった場合，格納容器内雰囲気放射線レベル（D/W）及び格納容器内雰囲気放射線レベル（S/C）にて炉心損傷を判断した後，初期
酸素濃度と保守的な G 値(G(H2)=0.4，G(O2)=0.2)を入力とした評価結果（解析結果）
により推定する。
5

初期酸素濃度

1%
3.5%
2%

4.5
4

1.5%
2.5%
3%

初期酸素濃度[%]

3.5
3
2.5
2
1.5
1
約57h

0.5

約68h

約51h

約62h

50

60

約80h
約74h

0
0

10

20

30

40

70

事故後の時間[hr]図 2.3.1-5 格納容器過圧・過温破損シナリオ（代替循環冷却を使用）の格納容器内酸素濃度変化

5580

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また，格納容器内圧力（D/W）及び格納容器内圧力（S/C）により，格納容器内圧力が正圧であることを確認することで，事故後の原子炉格納容器内への空気（酸素）の流入有無を把握し，水素燃焼の可能性を推定する。
なお，事故時操作手順において，格納容器内圧力を変化させる格納容器スプレイ実
施時には，原子炉格納容器内への空気（酸素）の流入防止を目的として，格納容器内
圧力（D/W）及び格納容器内圧力が以上であることを確認してスプレイ

操作を判断することとしている。
格納容器過圧・過温破損シナリオ（代替循環冷却を使用）の格納容器内圧力の変化を図 2.3.1-6 に示す。有効性評価の結果では，格納容器内圧力が正圧に保たれる結果となっており，原子炉格納容器への空気流入の可能性がないことを確認している。

残留熱除去系配管破断による炉内蒸気の流入により，格納容器内圧力上昇
最大圧力 約 0.60MPa[gage]（約 12 時間後）

格納容器圧力約 22.5 時間後，代替循環冷却による格納容器スプレイ（連続運転）に切替えるため，圧力が低下

格納容器限界圧力 0.62MPa(MPa[gage])

再冠水後，代替格納容器スプレイ
間欠運転を開始

図 2.3.1-6 格納容器過圧・過温破損シナリオ（代替循環冷却を使用）の格納容器内圧力変化
炉心損傷判断後の初期酸素濃度と保守的な G 値を入力とした評価結果（解析結果）
では，実際の原子炉格納容器内の酸素濃度よりも高く評価されることになるが，原子炉格納容器内での水素燃焼を防止する目的のためには，妥当な推定手段である。
また，格納容器内圧力を確認し，事故後の原子炉格納容器内への空気（酸素）の流入有無を把握することは，炉心損傷判断後の初期酸素濃度と保守的な G 値を入力とした評価結果（解析結果）の信頼性を上げることとなるから，原子炉格納容器内での水素燃焼の可能性を把握する目的のためには，妥当な推定手段である。

56

なお，原子炉格納容器内の酸素濃度を監視する目的は，原子炉格納容器内の水素が燃焼を生じる可能性の高い濃度にあるかどうかを把握することであり，代替パラメー
タ（格納容器内雰囲気放射線レベル，格納容器内圧力）による格納容器内酸素の傾向
及びインリークの有無の傾向を把握できるため，計器誤差を考慮して対応することで操作に与える影響はない。

57

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3. 本系統の運用にあたって考慮すべき項目
3.1 放射線による影響について① 耐放射線に関する設計考慮について
代替循環冷却系は，重大事故時に炉心損傷した場合の放射線影響を考慮して設計を行う。具体的には，放射線による劣化影響が懸念される有機材（シール材等）が使用されている機器について，代替循環冷却系を運転する環境における放射線影響を考慮して設計する。
代替循環冷却系を運転する際の放射線量については，簡易解析評価の結果，運転時
間 90 日とした場合に，代表的な配管表面部において積算放射線量は約Gy である

ことが目安としてある。よって，代替循環冷却系の運転操作に必要な機器で，放射線による劣化影響が懸念される機器（電動機，ケーブル，シール材等）については，運転環境下における当該部位の放射線量を考慮して機能確保可能な設計とする。
② 水の放射線分解による水素影響について
炉心損傷後の冷却水には，放射性物質が含まれていることにより，水の放射線分解
による水素等の可燃性ガスの発生が想定されるが，代替循環冷却運転中は配管内に流れがあり，又，冷却水が滞留する箇所がないことから，配管内に水素が大量に蓄積されることは考えにくい。
代替循環冷却運転を停止した後は，可燃性ガスの爆発防止等の対策として，系統水を入れかえるためにフラッシングを実施することとしており，水の放射線分解による水素発生を防止することが可能となる。具体的には残留熱除去系ポンプのサプレッション・プール吸込弁を閉じ，復水補給水系からの洗浄水弁を開き，復水補給水系に低圧代替注水系（可搬型）から外部水源を供給することにより，系統のフラッシングを
実施する。

58

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3.2 意図的な航空機衝突に対する耐性について59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。

図 3.2-1 航空機衝突が行われた場合の影響について60

3.3 系統の健全性について（１）代替循環冷却運転時の系統水漏えいの可能性
代替循環冷却運転時に系統水の漏えいがないことを確認し，系統の健全性を示す。
代替循環冷却系は残留熱除去系，高圧炉心注水系，復水補給水系を組み合せて重大事
故等対処設備として系統を構成しているものである。これら各系統を単独で通常どおり使用する場合には系統水が漏えいしない設計としているが，代替循環冷却系は通常と異なる流路であり，機器の状態も通常と異なることから，この点に着目して系統水が漏えいする可能性について検討した。
図 3.3-1 に示すとおり，代替循環冷却系は復水移送ポンプでサプレッション・チェン
バのプール水を循環させる系統構成となっており，残留熱除去系が機能喪失している前提で使用する設備であるため，代替循環冷却運転時は，残留熱除去系ポンプが停止している状態でポンプ内を流体が流れることとなる。
残留熱除去系ポンプの軸封部はメカニカルシールで構成されており，ポンプ吐出側から分岐して送水されるフラッシング水により温度上昇を抑えることが可能な設計としているが，ポンプ停止時に流体が流れる状態においては，通常どおりメカニカルシールにフラッシング水が送水されないことが考えられるため，その際のシール機能への影響について確認した。
なお，残留熱除去系ポンプとは異なる軸封構造で，他系統からのシール水により軸封部をシールする構造のポンプがあった場合は，同様に影響の確認が必要であるが，代替
循環冷却系統内に当該構造のポンプはない。
原子炉格納容器①より

MO

RHR(B)系
MO

RHR(A)系

MO

MO
AO

格納容器スプレイ

代替Hx

AO
MO

MO

炉注水
MO

MO

MO

RHR洗浄水ライン
F：代替循環冷却系 流路

MO

F
MO

MO

Hｘ
（B）

ＲＨＲ
（B）

①へ

MO
MO

MO

ポンプ停止状態

S/Cクーリングライン

MO

外部接続口

MO

MO

SPCU
MO

MO

MO

MO

タービン建屋へ

MO

MO

復水貯蔵槽
ＭＵＷＣ
(A)

ＭＵＷＣ
(B)

MO

ＭＵＷＣ
(C)

HPCF
（B）

SPHタイライン
ＨＰＣＦ（Ｂ）
テストラインMO（略語）
RHR ： 残留熱除去系
HPCF ： 高圧炉心注水系
SPCU ： サプレッションプール水浄化系
MUWC ： 復水補給水系
S/C： サプレッション・チェンバ
SPH： サプレッションプール水排水系
MO： 電動駆動弁
AO： 空気駆動弁
Hx： 熱交換器F： 流量計

廃棄物処理建屋

図 3.3-1 代替循環冷却系

系統概要図（7 号炉の例）

61

MO

S/Cへ
原子炉へ

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（２）残留熱除去系ポンプ停止時のメカニカルシールのシール性について
残留熱除去系ポンプはメカニカルシールにより漏えいを防止する設計となっており，
図 3.3-2 に示すとおりポンプ吐出水の一部を封水ラインに分岐し，メカニカルシール冷却器を通して軸封部にフラッシング水を送ることで，ポンプ運転時のメカニカルシールの温度上昇を抑える構造となっている。
残留熱除去系ポンプのメカニカルシールは，図 3.3-3 に示すとおり，スプリングによって固定環と回転環から構成される摺動部を押さえつける形でシールする構造となっている。
代替循環冷却運転時には残留熱除去系ポンプが停止している状態であるため，通常のポンプ運転時のようにフラッシング水が封水ラインを通じてメカニカルシール部に通水されないことが想定されるが，上述のとおり，フラッシング水はメカニカルシールの摺動部の温度上昇を抑えるためのものであり，ポンプが運転していない状態では冷却の必要がないため，特にメカニカルシールの機能としては問題にならない。よって，フラッ
シング水が無くても，メカニカルシールはスプリングによって摺動部を押さえつけるタイプであるため漏えいを防止することができる。なお，残留熱除去系ポンプ内を流れる
流体は高温であることが想定されるが，この場合，メカニカルシールのうち最も影響を受けると考えられる部位は O リングシールであり，その耐熱温度は約 250℃であるが，想定流体温度（約 166℃）を上回っているため，熱によるメカニカルシールの機能への影響はない。
したがって，代替循環冷却運転時の残留熱除去系ポンプが停止している状態においても軸封部のシール性に影響はなく，系統水が漏えいすることはないと考えられる。
なお，系統水の流れによるポンプ空転の可能性については，ポンプロータ及び電動機
ロータの質量（約 2.2ｔ）が鉛直下方向に作用しているため，軸受の抵抗損失により，ポンプが空転することはないと考えられるが，万が一空転した場合の影響について以下に示す。
保守的に上記の軸受損失がないと仮定した場合，代替循環冷却運転（流量 190 m3/h）時に想定されるポンプ回転速度は，残留熱除去系ポンプ定格運転（流量 954 m3/h）時のポンプ回転速度の約％である。この場合，最も影響を受ける部位は，メカニカルシー

ルの固定環と回転環の摺動部と考えられるが，想定される摺動部の発熱量は，残留熱除去系ポンプ定格運転時の発熱量の約％程度と僅かである。摺動部の温度が上昇し過ぎると，熱により固定環と回転環の間の微小隙間の水膜が形成されにくくなる可能性があるが，空転による摺動部発熱量が軽微であることから，メカニカルシールの健全性が確保できなくなるような状況には至らないと考えられる。
以上のことから，代替循環冷却運転時に残留熱除去系ポンプは空転しないものと考えているが，仮に空転したとしてもメカニカルシールへの熱的影響は軽微であり，シール性への影響はないと考えられる。

62

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メカニカルシール冷却器
軸封部
フラッシング水
封水ライン
吸込方向

吐出方向

図 3.3-2 残留熱除去系ポンプ概要図

図 3.3-3 残留熱除去系ポンプ・メカニカルシール構造図（7 号炉の例）

63

別紙-1
格納容器内水素濃度・酸素濃度の測定原理と適用性について
１．格納容器内水素濃度（SA）について（１）システム構成
格納容器内水素濃度（SA）は，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（SA）の検出信号は，水素吸蔵材料式水素検出器にて水素濃度を検出し，演算装置にて電気信号へ変換する処理を行った後，格納容器内水素濃度（SA）を中
央制御室に指示し，記録する。
（図 1「格納容器内水素濃度（SA）の概略構成図」参
照。
）
中央制御室

水素吸蔵材料式
水素検出器

演算装置

演算装置

（注 1）

指

示

（注 2）

記 録

[圧力補正]
格納容器内圧力（D/W）又は格納容器内圧力（S/C）（注 1）記録計（注 2）緊急時対策支援システム伝送装置

設計基準対象施設
重大事故等対処設備
設計基準対象施設及び重大事故等対処設備

図 1 格納容器内水素濃度（SA）の概略構成図

64

（２）測定原理
格納容器内の水素濃度を測定するために用いる格納容器内水素濃度（SA）は，水素吸蔵材料式のものを用いる。
水素吸蔵材料式の水素検出器は，水素吸蔵材料（Pd：パラジウム）が水素を吸蔵す
ると電気抵抗が増加する性質を利用している。
水素吸蔵材料式の測定原理は，図 2 のとおりである。パラジウムに水素分子が吸着すると水素分子は水素原子へと分離する。分離した水素原子はパラジウムの内部へと侵入し，パラジウムの格子の歪みと水素原子のポテンシャルの影響により，パラジウムの中で自由電子が散乱することにより，パラジウムの電気抵抗が増加する。
Pd

H2

自由電子
H

図 2 格納容器内水素濃度（SA）の測定原理
水素検出器に内蔵しているパラジウム素子に水素を含む格納容器内ガスが接触す
ると，水素吸蔵によりパラジウム素子の電気抵抗が大きくなる。この電気抵抗の変化を計測することにより，水素濃度を測定する。

65

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（３）設置場所

図 3 機器配置図（6 号炉原子炉建屋地上 2 階）66

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図 4 機器配置図（6 号炉原子炉建屋地下中 1 階）67

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図 5 機器配置図（7 号炉原子炉建屋地上 1 階）68

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図 6 機器配置図（7 号炉原子炉建屋地下 1 階）

69

２．格納容器内水素濃度について（１）システム構成
格納容器内水素濃度のシステム概要を図 7 に示す。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にて水素濃度を検出し，演算装置にて電気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 8「格
納容器内水素濃度の概略構成図」参照。
）

H2E

中央制御室

原子炉建屋

水素検出器

盤

サンプリング配管

電気信号

格納容器内水素濃度
格納容器内
サンプリング
ポンプ
除湿器 冷却器

指示計

H2E

（代替）
原子炉補機冷却系

図 7 格納容器水素濃度 システム概要

70

中央制御室

熱伝導式
水素検出器

演算装置

演算装置

指

示

（注 1）

[補正]

記

録

記

録

（注 2）

サンプルガス温度，
ドレン水位，
サンプルガス圧力（6 号炉のみ）及び格納容器内酸素濃度（6 号炉のみ）（注 1）記録計（注 2）緊急時対策支援システム伝送装置

設計基準対象施設
重大事故等対処設備
設計基準対象施設及び重大事故等対処設備

図 8 格納容器内水素濃度の概略構成図

71

（２）測定原理
格納容器内の水素濃度を測定するために用いる格納容器内水素濃度は，熱伝導式のものを用いる。熱伝導式の水素検出器は，図 9 に示すとおり，検知素子と補償素子（サーミスタ），及び 2 つの固定抵抗でブリッジ回路が構成されている。検知素子の部分に，サンプリングされたガスが流れるようになっており，補償素子には基準となる標準空気が密閉されており測定対象ガスとは接触しない構造になっている。
水素濃度計指示部より電圧を印加して検知素子と補償素子の両方のサーミスタを
約 120℃に加熱した状態で，検知素子側に水素を含む測定ガスを流すと，測定ガスが熱を奪い，検知素子の温度が低下することにより抵抗が低下する。この検知素子の抵抗が低下するとブリッジ回路の平衡が失われ，図 9 の AB 間に電位差が生じる。この電位差が水素濃度に比例する原理を用いて，水素濃度を測定する。

水素濃度計指示部

検出器

固定抵抗

補償素子
B

A

格納容器内
雰囲気ガス
固定抵抗

検知素子

指示

図 9 水素濃度計検出回路の概要図

72

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（３）設置場所

図 10 機器配置図（6 号炉原子炉建屋地上中 3 階）73

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図 11 機器配置図（6 号炉原子炉建屋地上 3 階）74

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図 12 機器配置図（7 号炉原子炉建屋地上中 3 階）75

３．格納容器内酸素濃度について（１）システム構成
格納容器内酸素濃度のシステム概要を図 13 に示す。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にて酸素濃度を検出し，演算装置にて電気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 14「格納容器内酸素濃度の概略構成図」参照。
）

O2E

酸素検出器

サンプリング配管
中央制御室

原子炉建屋
格納容器内酸素濃度
格納容器内
サンプリング
ポンプ

指示計

除湿器 冷却器

O2E（代替）
原子炉補機冷却系

図 13 格納容器酸素濃度 システム概要

76

盤
電気信号

熱磁気風式

中央制御室

酸素検出器
演算装置

演算装置

指

示

（注 1）

記

録

（注 2）

[補正]

記

録

サンプルガス温度，
ドレン水位，
サンプルガス圧力（6 号炉のみ）及び格納容器内水素濃度（6 号炉のみ）（注 1）記録計（注 2）緊急時対策支援システム伝送装置
設計基準対象施設
重大事故等対処設備
設計基準対象施設及び重大事故等対処設備

図 14 格納容器内酸素濃度の概略構成図

77

（２）測定原理
格納容器内の酸素濃度を測定するために用いる酸素濃度計は，熱磁気風式のものを用いる。熱磁気風式の酸素検出器は，図 15 に示すとおり，サーミスタ温度素子（発風側素子，受風側素子）及び 2 つの固定抵抗でブリッジ回路が構成されており，検出素子及び補償素子は一定温度で保温されている。
酸素濃度計指示部

検出器

固定抵抗

発風側素子

B

A

固定抵抗

格納容器内
雰囲気ガス

受風側素子

指示

図 15 酸素濃度計検出回路の概要図
酸素含有ガスの流れを図 16 に示す。酸素濃度計は２層構造のチャンバーで構成されており，サンプル入口より下部流入チャンバー内にサンプルガスが流入する。サンプルガスの大部分は下部流入チャンバーを通過しサンプル出口へ流出するが，少量のサンプルガスは上部測定チャンバー内に流入する。酸素は極めて強い常磁性体であることから，上部測定チャンバーに流入したサンプルガスは磁界中心部に引き寄せられ，加熱された発風側素子により温度が上昇する。磁化率は温度に反比例することから，後から流入してくる低温のサンプルガスにより，高温となったサンプ
ルガスは磁界中心部から追い出されることとなる。発風側素子は低温のサンプルガスに熱を奪われることで冷やされることとなり，磁界外の受風側素子は発風側素子が奪われた熱を受け取り，暖められることとなる。
酸素濃度計
マグネット

ガス流

受風側素子
（暖められる）図 16 酸素含有ガスの流れ

78

発風側素子
（冷やされる）磁界チャンバー内に酸素を含む格納容器内雰囲気ガスを流すと，磁気風により発風側素子の温度が下がることで，発風側素子の抵抗は小さくなる。一方，受風側素子の温度が上がることで，受風側素子の抵抗は大きくなる。発風側素子と受風側素子の抵抗値が変化することで，ブリッジ回路の平衡が変化し，図 15 の AB 間に電位差（電流）が生じる。
この電位差が酸素濃度に比例する原理を用いて，酸素濃度を測定する。

79

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（３）設置場所

図 17 機器配置図（6 号炉原子炉建屋地上中 3 階）80

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図 18 機器配置図（6 号炉原子炉建屋地上 3 階）81

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図 19 機器配置図（7 号炉原子炉建屋地上中 3 階）

82

別紙-2
循環流量の確保について
代替循環冷却系の必要容量は，「2.1

有効性評価シナリオの成立性」で有効性が確認できている循環流量 190m3/h（原子炉注水：90m3/h 及び格納容器スプレイ：100m3/h
又は，格納容器下部注水：50m3/h 及び格納容器スプレイ：140m3/h）以上とする。よって，代替循環冷却系が循環流量 190m3/h 以上を確保可能であることを示す。評価にあたっては「①ポンプの NPSH（Net Positive Suction Head）評価」で MUWC ポンプの必要
NPSH が系統圧力損失を考慮した有効 NPSH を満足することを確認する。次に，「②循環流量評価」で系統圧力損失を考慮して，循環流量 190m3/h が確保可能であることを確認する。また，代替循環冷却運転時の系統閉塞による性能低下を防止するために「③系統の閉塞防止対策」で閉塞防止対策を示す。
① ポンプの NPSH 評価
ポンプがキャビテーションを起こさず正常に動作するためには，流体圧力や吸込配
管圧力損失等により求められる「有効 NPSH」が，ポンプの「必要 NPSH」と同等かそれ以上であること(有効 NPSH≧必要 NPSH)を満足する必要があり，有効 NPSH と必要 NPSHを比較する NPSH 評価により確認を行う。ここでは，代替循環冷却系において MUWC ポ
ンプが正常に動作することを NPSH 評価により確認する。本評価では，図 1 の系統構成を想定し，格納容器内圧力（S/C），サプレッション・チェンバ・プール水位と MUWC ポ
ンプ軸レベル間の水頭差，吸込配管圧力損失（残留熱除去系ストレーナ，残留熱除去
系ポンプ，残留熱除去系熱交換器の圧力損失を含む）により求められる有効 NPSH と，
MUWC ポンプの必要 NPSH を比較することで評価する。
代替循環冷却系においては，格納容器内圧力（S/C）が変動することが想定され，これに伴い有効 NPSH が変動することとなるため，ここでは，有効 NPSH を満足できる格
納容器内圧力（S/C）の下限を示す。評価条件を図 2，表 1 に示す。

83

原子炉格納容器①より

MO

RHR(A)系

MO

MO

RHR(B)系

MO

AO

格納容器スプレイ

代替Hx

AO
MO

MO

炉注水
MO

MO

MO

RHR洗浄水ライン
F

代替循環冷却系（既設流用部）
代替循環冷却系（新規設置部）

MO

F
MO

MO

Hｘ
（B）

ＲＨＲ
（B）

①へ

MO

MO

MO

MO

外部接続口

MO

MO

S/Cクーリングライン
SPCU
MO

MO

復水貯蔵槽
ＭＵＷＣ
(A)

ＭＵＷＣ
(B)

MO

MO

タービン建屋へ

MO

MO

MO

ＭＵＷＣ
(C)

HPCF
（B）

SPHタイライン
ＨＰＣＦ（Ｂ）
テストライン
MO

MO

S/Cへ
原子炉へ

（略語）
RHR ： 残留熱除去系
HPCF ： 高圧炉心注水系
SPCU ： サプレッションプール水浄化系
MUWC ： 復水補給水系
S/C： サプレッション・チェンバ
SPH： サプレッションプール水排水系
MO： 電動駆動弁
AO： 空気駆動弁
Hx： 熱交換器F： 流量計

廃棄物処理建屋

図 1 代替循環冷却系 系統概要図（７号炉の例）

PCV
格納容器スプレイ

RPV

Pb

炉注水

Pc

MUWCポンプ
H
Pv

S/C

S/C

Pa

S/P
RHRストレーナ

S/P

ΔH
RHR HxRHRポンプ

図 2 NPSH 評価条件図

84

（略語）
PCV ： 原子炉格納容器
RPV ： 原子炉圧力容器
RHR ： 残留熱除去系
MUWC ： 復水補給水系
S/C： サプレッション・チェンバ
S/P： サプレッション・プール
Hx： 熱交換器

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。

表 1 NPSH 評価条件
項Pa

目

S/C 圧力

6 号炉
－

7 号炉
－

設定根拠
－
（本評価では，NPSH 評価を成立させる
S/C 圧力の下限を求めるものである）

Pv

MUWC ポンプ入口温度

S/C 限界圧力 0.62MPa に対する S/P 水

での飽和蒸気圧（水頭

飽和温度 166℃を想定した場合の，代替

換算値）

循環冷却系統運転時の冷却を考慮した℃と設定※）MUWC ポンプ入口温度（での飽和蒸気圧とする
H

ΔH

S/P 水位と MUWC ポン

S/P 水位は通常最低水位

プ 軸 レ ベ ル 間の 水 頭(T.M.S.L.-1200)とし，MUWC ポンプ軸レ

差

ベルは T.M.S.L.

とする。

m3/h（本系統循環流量 190m3/h に余

吸込配管圧損裕を見込んだ値）
時の RHR ストレーナ～
MUWC ポンプ入口までの配管の圧損
工認記載値に，RHR 定格流量 954m3/h とRHR ストレーナ圧損

m3/h（本系統循環流量 190m3/h に余裕を見込んだ値）の二乗比を掛けて算出した圧損約

m に余裕を見込みmとする
RHR ポンプ圧損

RHR ポンプの構造を模擬して算出した圧損に余裕を見込み m とする

RHR 熱交換器圧損

RHR ポンプ定格流量時の許容圧損値にRHR 定格流量 954m3/h とm3/h（本系

統循環流量 190m3/h に余裕を見込んだ値）の二乗比を掛けて算出した値－

MUWC ポンプのポンプ定格流量時の必要 NPSH

必要 NPSH（略語）T.M.S.L.：東京湾平均海面※代替原子炉補機冷却系により残留熱除去系熱交換器を介して除熱（約 24MW）した場合の，MUWC ポン
プ入口温度評価結果に余裕を見た値としている。なお，MUWC ポンプ入口温度評価にあたっては 6 号炉を代表とし，循環流量は代替循環冷却系必要流量（190m3/h）に余裕を考慮したに評価している。

85

m3/h として保守的

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表 1 の条件を元に，（有効 NPSH）≧（必要 NPSH）の式より，有効 NPSH を満足できる格納容器内圧力（S/C）の下限を求める。
【6 号炉】（有効 NPSH）＝Pa－Pv＋H－ΔH ≧（必要 NPSH）
Pa ≧MPa[gage]

以上の評価結果より，6 号炉では格納容器内圧力（S/C）が「

MPa[gage]以上」の条件において有効 NPSH を満足できることを確認した。
【7 号炉】（有効 NPSH）＝Pa－Pv＋H－ΔH ≧（必要 NPSH）
Pa ≧MPa[gage]

以上の評価結果より，7 号炉では格納容器内圧力（S/C）が「

MPa[gage]以上」の条件において有効 NPSH を満足できることを確認した。
上記の結果を踏まえ，格納容器内圧力（S/C）が 6 号炉でははMPa 以上，7 号炉でMPa 以上の状態であれば MUWC ポンプの必要 NPSH を満足することから，重大事

故等時において代替循環冷却系は成立する。

＜代替循環冷却の運転成立条件を拡張する方法について＞
上記の評価結果にもあるとおり，代替循環冷却系の運転を長期継続し，事故後格納容器
内圧力（S/C）が低下し，6 号炉では

MPa 以下，7 号炉では

MPa 以下程度になると

MUWC ポンプの必要 NPSH が満足できなくなる。しかしながら上記評価は，代替循環冷却起動
初期の系統温度，系統必要流量における評価結果であり，事故後長期の条件と比べ，系統
温度，流量上は保守的な評価である。これら系統の温度や流量について，事故後長期を想定すると成立条件は緩和されるとともに，運転操作によって調整することも可能なパラメータでもあるため，不必要なポンプの起動停止を繰り返さないためにも，代替循環冷却系の成立条件を極力逸脱しないように運転操作を行う。
運転操作における具体的な調整パラメータを次に示す。NPSH 評価の式から，「Pa ≧ Pv
－H＋ΔH＋（必要 NPSH）」となることから，「Pv－H＋ΔH＋（必要 NPSH）」の項が小さくな
ると，それに伴い Pa（格納容器内圧力（S/C））も小さくなる。つまり，Pv（復水移送ポン
プ入口温度での飽和蒸気圧）が低下すること，ΔH（圧力損失）が低下することにより，代替循環冷却系成立に必要な Pa（格納容器内圧力（S/C））の下限値は低下するため，より運転範囲が広がる。
したがって，次の観点から，運転パラメータ監視，運転操作を行うことで，ポンプの起動停止操作を極力繰り返すことのない，長期的な運転が可能である。

86

１）復水移送ポンプ入口温度での飽和蒸気圧（Pv）の低下
継続的な冷却によりサプレッション・チェンバ・プール水温度が低下する。これに伴い，復水移送ポンプ入口温度での飽和蒸気圧が低下し，格納容器内圧力（S/C）の下限値は低下することとなる。また，事故後の崩壊熱減少に伴い代替循環冷却系統流量を低下させることも可能であり，それによって復水移送ポンプ入口温度を低下させることも可能である。
したがって，系統温度を監視し，系統流量調整を行うことで，代替循環冷却系統の成立条
件を極力逸脱しないような運転操作が可能となる。
２）圧力損失（ΔH）の低下
継続的な冷却により格納容器圧力・温度が低下するため，格納容器スプレイ流量を絞ることが可能となる。流量を絞った場合，圧力損失が低下し，格納容器内圧力（S/C）の下限
値が低下することとなる。しがたって，格納容器内圧力・温度を監視し，格納容器内圧力・温度の時間変化にあわせて格納容器スプレイの流量調整弁により流量を調整することで，代替循環冷却系統の成立条件を極力逸脱しないような運転操作が可能となる。
加えて，継続的な冷却により崩壊熱量は低下することから，格納容器内圧力・温度を監視した上で代替原子炉補機冷却系の流量を調整することにより，格納容器内圧力（S/C）の低下を抑えることも可能であり，この操作を行うことで代替循環冷却系統の成立条件を極力逸脱しないような運転操作が可能となる。
PCV
格納容器スプレイ

炉注水

RPV

Pb

Pc

１）流量調整によりPv低下
２）流量調整によりΔH低下

S/C

MUWCポンプ
H

S/P
RHRストレーナPv
ΔH

RHR HxPa

RHRポンプ
熱交換量を調整することでPa低下抑制

図 3 運転成立条件の拡張

87

S/C

S/P

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代替循環冷却系の運転が長期的に継続可能なことの例として，事故後長期の状態を想定した場合の「NPSH 評価の結果（格納容器内圧力（S/C）の下限）」及び「代替循環冷却運転を 30 日間継続した場合の評価結果例」を示す。
＜NSPH 評価＞
事故後長期の状態を想定した場合の NPSH 評価を行い，格納容器内圧力（S/C）の下限を示す。条件を図 2，表 2 に示す。なお，代表として 6 号炉における結果を示す。
表 2 NPSH 評価条件（事故後長期を想定したケース）
項Pa

目

S/C 圧力

6 号炉
－

設定根拠
－
（本評価では，NPSH 評価を成立させる S/C 圧力の下限を求めるものである）

Pv

H

MUWC ポンプ入口温度

S/P 水温度 130℃※1 を想定した場合の，代替循環冷却系

での飽和蒸気圧（水頭統運転時の冷却を考慮した MUWC ポンプ入口温度（換算値）と設定※2）での飽和蒸気圧とする

S/P 水位と MUWC ポン

S/P 水位は T.M.S.L.0※1 とし，MUWC ポンプ軸レベルは

プ 軸 レ ベ ル 間の 水 頭

T.M.S.L.

℃

とする。

差
ΔH

吸込配管圧損

本系統循環流量 190m3/h 時の RHR ストレーナ～MUWC ポン
プ入口までの配管の圧損

RHR ストレーナ圧損

工認記載値に，RHR 定格流量 954m3/h と本系統循環流量
190m3/h の二乗比を掛けて算出した圧損

RHR ポンプ圧損

RHR ポンプの構造を模擬して算出した圧損に余裕を見込み m とする

RHR 熱交換器圧損

RHR ポンプ定格流量時の許容圧損値に RHR 定格流量954m3/h と本系統循環流量 190m3/h の二乗比を掛けて算出した値－

MUWC ポンプのポンプ定格流量時の必要 NPSH

必要 NPSH
※１「2.1 有効性評価シナリオの成立性」における事故後 7 日後を想定※２ 代替原子炉補機冷却系により残留熱除去系熱交換器を介して除熱した場合の，MUWC ポンプ入口温度
評価結果に余裕を見た値としている。なお，MUWC ポンプ入口温度評価にあたっては，代替循環冷却
系必要流量 190m3/h を用いて評価している。

88

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表 2 の条件を元に，（有効 NPSH）≧（必要 NPSH）の式より，有効 NPSH を満足できる格納容器内圧力（S/C）の下限を求める。
【6 号炉】（有効 NPSH）＝Pa－Pv＋H－ΔH ≧（必要 NPSH）
Pa ≧MPa[gage]

以上の評価結果より，6 号炉では格納容器内圧力（S/C）が「

MPa[gage]以上」の条件において有効 NPSH を満足できることを確認した。
以上より，事故後長期の条件を想定した場合において，格納容器内圧力（S/C）がMPa 以上の状態であれば MUWC ポンプの必要 NPSH を満足する。この値からも，代替循環冷却系の運転は長期的に継続可能と考えられる。

＜代替循環冷却運転を 30 日間継続した場合の評価結果例＞「2.1 有効性評価シナリオの成立性」の「大 LOCA＋ECCS 機能喪失＋SBO」シ
ナリオにおいて，循環流量 190 m3/h にて代替循環冷却を 30 日間運転継続した場合の格納容器圧力の推移の評価結果例を図 4 に示す。
図 4 より，事故後 30 日後の格納容器内圧力（S/C）は 0.15MPa[gage]であるため，
上記 NPSH 評価結果のMPa 以上であり，
代替循環冷却系の運転は継続可能である。

更に 図 5 に示すとおり，事故後 7 日以降にサプレッション・チェンバ・プール水位のみで必要 NPSH が確保可能な循環流量（150m3/h）に変更した場合においても，事象を収束させることができることから，代替循環冷却系の運転は長期的に継続可能である。

89

図 4 格納容器圧力の推移（循環流量 190 m3/h にて代替循環冷却を 30 日間運転継続した場合）

7 日後に循環流量を 190m3/h から
150m3/h に変更

図 5 格納容器圧力の推移
3（7 日後より循環流量を 150 m /h に変更し，代替循環冷却を 30 日間運転継続した場合）

90

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② 循環流量評価
代替循環冷却系において循環流量 190m3/h 以上確保できることを確認する。
確認方法は，MUWC ポンプの「性能曲線」（揚程と流量の関係図）と図 1 の系統構成を想定した場合の「システム抵抗曲線」との交点（ポンプの動作点）が 190m3/h 以上である
ことを確認する。ここで想定するシナリオとして，「2.1

有効性評価シナリオの成立性」の想定シナリオである「大 LOCA＋ECCS 機能喪失＋SBO」の状態に加え，流量評価
として保守側となるよう，原子炉圧力が高い状態を想定して評価を行う。
評価条件は，図 2 及び表 1 の条件に，表 3 の条件を加えたものとする。
表 3 循環流量評価条件（図 2 及び表 1 の追加条件）
項
Pb

目

6 号炉

7 号炉

設定根拠

RPV 圧力MPa[gage]MPa[gage]

S/C 限界圧力 0.62MPa＋SRV 開圧力
MPa※とする－

RPV 水位

MS ノズル（T.M.S.L.

MS ノズル）（T.M.S.L.

RPV 水位は，RPV 満水の状態を想定）

し，MS ノズルまで（T.M.S.L.

Pc

PCV 圧力0.62 MPa[gage]（略語）SRV：主蒸気逃がし安全弁，

0.62 MPa[gage]MS ：主蒸気※SRV 弁体の自重を押し上げるために必要な圧力

91

）とする

PCV 限界圧力 0.62MPa とする

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【6 号炉】
6 号炉の MUWC ポンプ性能曲線及び系統のシステム抵抗曲線を用いて，循環流量190m3/h 以上（原子炉注水 90m3/h 以上かつ格納容器スプレイ 100m3/h 以上）を達成できることを確認する。本評価にあたっては，原子炉注水流量が 90m3/h 以上であることを仮定し，格納容器スプレイが 100m3/h 以上並びに，原子炉注水流量と格納
容器スプレイの合計流量が 190m3/h 以上が達成できることを確認する。なお，原子炉注水流量の仮定値については，MUWC ポンプ性能曲線と，仮定値の原子炉注水流量から評価されるシステム抵抗曲線に交点があることを以て，妥当性を確認する。
上記の考えを踏まえ，6 号炉における MUWC ポンプの「性能曲線」と「システム抵抗曲線」の関係図を図 6 に示す。
図 6 より，原子炉注水の必要流量約 90 m3/h～約 100 m3/h の範囲において，性能曲線とシステム抵抗曲線の交点は約m3/h～約m3/h となり，190 m3/h 以

上を示していることから，6 号炉において，必要循環流量 190 m3/h が確保可能であることを確認した。また，この範囲において格納容器スプレイ流量は約
～約

m3/h

m3/h となり，必要流量 100 m3/h 以上を満足している。

よって，6 号炉の代替循環冷却系は原子炉注水 90m3/h 以上，格納容器スプレイ
100m3/h 以上を同時に達成することが可能である。

図 6 ポンプ性能曲線とシステム抵抗曲線の関係図（6 号炉）

92

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【7 号炉】
7 号炉の MUWC ポンプ性能曲線及び系統のシステム抵抗曲線を用いて，循環流量190m3/h 以上（原子炉注水 90m3/h 以上かつ格納容器スプレイ 100m3/h 以上）を達成できることを確認する。本評価にあたっては，原子炉注水流量が 90m3/h 以上であることを仮定し，格納容器スプレイが 100m3/h 以上並びに，原子炉注水流量と格納
容器スプレイの合計流量が 190m3/h 以上が達成できることを確認する。なお，原子炉注水流量の仮定値については，MUWC ポンプ性能曲線と，仮定値の原子炉注水流量から評価されるシステム抵抗曲線に交点があることを以て，妥当性を確認する。
上記の考えを踏まえ 7 号炉における MUWC ポンプの「性能曲線」と「システム抵抗曲線」の関係図を図 7 に示す。
図 7 より，原子炉注水の必要流量約 90 m3/h～約 100 m3/h の範囲において，性能曲線とシステム抵抗曲線の交点は約m3/h～約m3/h となり，190 m3/h 以

上を示していることから，7 号炉において，必要循環流量 190 m3/h が確保可能であることを確認した。また，この範囲において格納容器スプレイ流量は約
～約

m3/h

m3/h となり，必要流量 100 m3/h 以上を満足している。

よって，7 号炉の代替循環冷却系は原子炉注水 90m3/h 以上，格納容器スプレイ
100m3/h 以上を同時に達成することが可能である。

図 7 ポンプ性能曲線とシステム抵抗曲線の関係図（7 号炉）

93

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また，原子炉に注水できず，原子炉圧力容器が破損した場合を想定した「2.1

有効性評価シナリオの成立性」の「過渡事象＋高圧注水失敗＋原子炉減圧失敗＋炉心損傷後の原子炉減圧失敗（＋DCH 発生）」シナリオ時においても，同様に，循環流量 190m3/h（格納容器下部注水：50m3/h，格納容器スプレイ：140m3/h）以上確保できることを確認する。
評価条件は，図 2 及び表 1 の条件に，表 4 の条件を加えたものとする。
表 4 循環流量評価条件（図 2 及び表 1 の追加条件）（原子炉圧力容器破損時）
項
Pc

目

6 号炉

7 号炉

設定根拠

D/W 圧 力 及S/C 圧力S/C 圧力有効性評価結果の代替循環冷却び 下 部 D/W++

運転開始後における D/W 圧力と

MPa[gage]MPa[gage]

圧力

S/C 圧力の差圧の最大値（有効性評価「3.2 高圧溶融物放出／格
納容器雰囲気直接加熱」参照）
を S/C 圧力に加えた値とする－

下部 D/W 水

下部 D/W 水位

位（T.M.S.L.

下部 D/W 水位）（T.M.S.L.

下部 D/W 底面（T.M.S.L.
））に有効性評価結果の最大水位約m（有効性評価「3.5 溶融炉
心・コンクリート相互作用」参照）を想定し，（T.M.S.L.

）とする【6 号炉】
6 号炉の MUWC ポンプ性能曲線及び系統のシステム抵抗曲線を用いて，循環流量190m3/h 以上（格納容器下部注水 50m3/h 以上かつ格納容器スプレイ 140m3/h 以上）を達成できることを確認する。図 8 に 6 号炉における MUWC ポンプの「性能曲線」と「システム抵抗曲線」の関係図を示す。
図 8 より，性能曲線とシステム抵抗曲線の交点は約
量約m3/h，格納容器スプレイ流量約m3/h（格納容器下部注水流m3/h）となり，190 m3/h（格納容器下部

注水流量 50 m3/h，格納容器スプレイ流量 140 m3/h）以上を示していることから，6 号
炉において，必要循環流量 190 m3/h が確保可能であることを確認した。
よって，6 号炉の代替循環冷却系は格納容器下部注水 50 m3/h 以上，格納容器スプレ
イ 140 m3/h 以上を同時に達成することが可能である。

94

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図 8 ポンプ性能曲線とシステム抵抗曲線の関係図（6 号炉）（原子炉圧力容器破損時）【7 号炉】
7 号炉の MUWC ポンプ性能曲線及び系統のシステム抵抗曲線を用いて，循環流量190m3/h 以上（格納容器下部注水 50m3/h 以上かつ格納容器スプレイ 140m3/h 以上）を達成できることを確認する。図 9 に 7 号炉における MUWC ポンプの「性能曲線」と「システム抵抗曲線」の関係図を示す。
図 9 より，性能曲線とシステム抵抗曲線の交点は約
量約m3/h，格納容器スプレイ流量約m3/h（格納容器下部注水流m3/h）となり，190 m3/h（格納容器下部

注水流量 50 m3/h，格納容器スプレイ流量 140 m3/h）以上を示していることから，7 号
炉において，必要循環流量 190 m3/h が確保可能であることを確認した。
よって，7 号炉の代替循環冷却系は格納容器下部注水 50 m3/h 以上，格納容器スプレ
イ 140 m3/h 以上を同時に達成することが可能である。

95

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図 9 ポンプ性能曲線とシステム抵抗曲線の関係図（7 号炉）（原子炉圧力容器破損時）

96

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③系統の閉塞防止対策（a）系統の閉塞評価について
代替循環冷却系において系統機能喪失に繋がる閉塞事象が懸念される箇所は，流路面積が小さくなる残留熱除去系吸込ストレーナ，格納容器スプレイノズル部が考えられる。格納容器スプレイノズル部については，最小流路面積部に異物が詰まることを防止するために，残留熱除去系吸込ストレーナ孔径が最小流路面積以下になるように設計している（表 4 参照）。
表 5 残留熱除去系ストレーナについて
プラント

PCV スプレイ最小流路サイズ

残留熱除去系ストレーナ孔径

6 号炉
7 号炉

よって，代替循環冷却系の閉塞防止に関する説明は，残留熱除去系吸込ストレーナの閉塞防止対策についてまとめている。
(b)残留熱除去系吸込ストレーナの閉塞防止対策について
柏崎刈羽 6 号及び 7 号炉では，残留熱除去系ストレーナを含む非常用炉心冷却系
ストレーナの閉塞防止対策として，多孔プレートを組み合わせた大型ストレーナを採用するとともに，格納容器内の保温材のうち事故時に破損が想定される繊維質保温材は撤去していることから，繊維質保温材の薄膜効果※１による異物の捕捉が生じることはない。
また，事故時に格納容器内において発生する可能性のある異物としては保温材（ケイ酸カルシウム等），塗装片，スラッジが想定されるが，LOCA 時のブローダウン過程
等のサプレッション・プール水の流動により粉砕され粉々になった状態でストレー
ナに流れ着いたとしても，繊維質の保温材がなく，薄膜効果による異物の捕捉が生じる可能性がないことから，これら粉状の異物がそれ自体によってストレーナを閉塞させることはない。
なお，本系統の成立性評価として「①ポンプの NPSH 評価」で NPSH 評価を実施
しているが，この評価はストレーナを設置した際の工事計画書において評価した手法と同様の手法を用いて評価したものである。評価においては，繊維質の付着を考慮したストレーナの圧損評価を実施しており，更に代替循環冷却系で想定している
定格流量に余裕を見込んだ流量を用いて評価した結果，ポンプ定格流量時の必要
NPSH を満足しており，本系統の成立性に問題がないことを確認している（表 1 参
照）
。

97

また，代替循環冷却系を使用開始する時点では S/P 内の流況は十分に静定している状態であり，ストレーナメッシュの通過を阻害する程度の粒径を有する異物は S/P
底部に沈着している状態であると考えられる※２。
苛酷事故環境下では，損傷炉心を含むデブリが生じるが，仮に RPV 外に落下した
場合でも，原子炉圧力容器下部のペデスタルに蓄積することからサプレッション・
チェンバ・プールへの流入の可能性は低い。万が一，ペデスタルからのオーバフロ
ーや，ベント管を通じてサプレッション・チェンバ・プールに流入する場合であっても，金属を含むデブリが流動により巻き上がることは考えにくく※３，ストレーナを閉塞させる要因になることはないと考えられる。このため，苛酷事故環境下においても残留熱除去系ストレーナが閉塞する可能性を考慮する必要はないと考えている。
更に仮にストレーナ表面にデブリが付着した場合においても，ポンプの起動・停止を実施することによりデブリは落下するものと考えられ※４，加えて，長期冷却に対する更なる信頼性の確保を目的に，次項にて示すストレーナの逆洗操作が可能となるよう設計上の考慮を行っている。
※１：薄膜形成による粒子状デブリの捕捉効果について「薄膜形成による粒子状デブリの捕捉効果」とは，ストレーナの表面のメッシュ（約1～2mm）を通過するような細かな粒子状のデブリ（スラッジ等）が，繊維質デブリによる形成した膜により捕捉され圧損を上昇させるという効果をいう。

図 10 薄膜形成による粒子状デブリの補足効果のイメージ
繊維質保温材の薄膜形成については，NEDO-32686 に対する NRC の安全評価レポートの Appendix E で実験データに基づく考察として，「1/8 inch 以下のファイバ層であれ
ば，ファイバ層そのものが不均一であり，圧力損失は小さいと考えられる」，と記載されている。また，R.G. 1.82 においても「1/8 inch.（約 3.1mm）を十分下回るファイバ層厚さであれば，安定かつ均一なファイバ層ではないと判断される」との記載がされており，薄膜を考慮した圧力損失評価は必要ないと考えられる。LA-UR-04-1227 においても，この効果の裏付けとなる知見が得られており，理論厚さ 0.11 inch（2.79mm）
において，均一なベッドは形成されなかったという見解が示されている。ゆえに，繊
維質保温材の堆積厚さを評価し十分薄ければ，粒径が極めて微細な塗装片等のデブリは全てストレーナを通過することとなり，繊維質保温材と粒子状デブリの混合状態を98

仮定した圧損評価は不要であると考えられる。
また，GSI-191 において議論されているサンプスクリーン表面における化学的相互作用による圧損上昇の知見に関して，上述のとおり繊維質保温材は使用されておらず，
ストレーナ表面におけるデブリベット形成の可能性がないことから，化学的相互作用
による圧損上昇の影響はないと考えられ，代替循環冷却系による長期的な冷却の信頼性に対して影響を与えることはないと考えられる。
表 6 NUREG/CR-6224 において参照されるスラッジ粒径の例※２：代替循環冷却系の使用開始は事故後約 22.5 時間後であり，LOCA 後のブローダウン等の事故発生直後のサプレッション・チェンバ・プール内の攪拌は十分に静定しており，大部分の粒子状異物は底部に沈着している状態であると考える。また，粒子径が 100μm 程度である場合に浮遊するために必要な流体速度は，理想的な球形状において 0.1 m/s 程度必要であり（原子力安全基盤機（H21.3）,PWR プラントの LOCA 時
長期炉心冷却性に係る検討），仮にストレーナメッシュを閉塞させる程度の粒子径を有する異物がプール内に存在していた場合においても，ストレーナ表面流速は約0.03 m/s（7 号炉の例，250m3/h の時）程度であり，底部に沈降したデブリがストレーナの吸い込みによって生じる流況によって再浮遊するとは考えられない。
※３：ABWR は RPV 破損後の溶融炉心の落下先は下部ペデスタルであり，代替循環冷却系の水源となるサプレッション・チェンバ・プールへ直接落下することはない。RPV へ注
水された冷却水は下部ペデスタルへ落下し，下部ペデスタル床面から約７m の位置にあるリターンラインを通じてサプレッション・チェンバ・プールへ流入することとなる（図 11 参照）。粒子化した溶融炉心等が下部ペデスタル内に存在している場合にストレーナメッシュを閉塞させる程度の粒子径を有する異物が流動によって下部
ペデスタルから巻き上げられ，更にベント管からストレーナまで到達するとは考え99

にくく，溶融した炉心等によるストレーナ閉塞の可能性は極めて小さいと考えられる。
原子炉格納容器

格納容器スプレイ

炉注水

リターンライン

サプレッション・プール

MO

下部ペデスタル

図 11 RPV 破損後の循環冷却による冷却の流れ※４：GSI-191 における検討において，サンプスクリーンを想定した試験においてポンプを停止させた際に付着したデブリは剥がれ落ちるとの結果が示されている（図 12 参照）。
当該試験は PWR サンプスクリーン形状を想定しているものであるが，BWR のストレー
ナ形状は円筒形であり（図 13 参照），ポンプの起動・停止によるデブリ落下の効果は更に大きくなるものと考えられ,注水流量の低下を検知した後，ポンプの起動・停止を実施することでデブリが落下し，すみやかに冷却を再開することが可能である。

100

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。

模擬
ストレーナ
保温材

模擬
ストレーナ

水流

保温材

ポンプ停止前ポンプ停止後図 12 ポンプ停止により模擬ストレーナから試験体が剥がれ落ちた試験（ April 2004,LANL,GSI-191: Experimental Studies of Loss-of-Coolant-AccidentGenerated Debris Accumulation and Head Loss with Emphasis on the Effects ofCalcium Silicate Insulation）

６号炉 残留熱除去系ストレーナ図

７号炉 残留熱除去系ストレーナ図

図 13 ABWR において設置されているストレーナ

図 14 ６号炉残留熱除去系（Ｂ）ストレーナ（据付状態）

101

(c)閉塞時の逆洗操作について
前述(b)の閉塞防止対策に加えて，代替循環冷却運転中に，仮に何らかの異物により残留熱除去系吸込ストレーナが閉塞したことを想定し，残留熱除去系吸込ストレーナを逆洗操作できる系統構成にしている。系統構成の例を図 15 に示しているが，
MUWC 外部接続口から構成される逆洗ラインの系統構成操作を行い，可搬型代替注水ポンプを起動することで逆洗操作が可能な設計にしている。したがって，代替循環
冷却運転継続中に流量監視し，流量傾向が異常に低下した場合は MUWC ポンプを停止し，逆洗操作を実施する。

可搬ポンプ
原子炉格納容器①より

RHR(B)系

MO

MO

MO

RHR(A)系

外部接続口

MO
AO

代替Hx

AO
MO

MO

MO

代替循環冷却系

MO

MO

RHR洗浄水
ライン
F

MO

逆洗ライン

F
MO

MO

Hｘ
（B）

ＲＨＲ
（B）

MO

①へ

MO

MO

MO

MO

MO

S/Cクーリングライン
SPCU
MO

MO

復水貯蔵槽
ＭＵＷＣ
(A)

ＭＵＷＣ
(B)

ＭＵＷＣ
(C)

MO

MO

タービン建屋へ

MO

MO

MO

HPCF
（B）

SPHタイライン
ＨＰＣＦ（Ｂ）
テストラインMO（略語）
RHR ： 残留熱除去系
HPCF ： 高圧炉心注水系
SPCU ： サプレッションプール水浄化系
MUWC ： 復水補給水系
S/C： サプレッション・チェンバ
SPH： サプレッションプール水排水系
MO： 電動駆動弁
AO： 空気駆動弁
Hx： 熱交換器F： 流量計

廃棄物処理建屋図 15 残留熱除去系吸込ストレーナ逆洗操作の系統構成について

102

MO

S/Cへ
原子炉へ

別紙-3
長期的に維持される格納容器の状態（温度・圧力）での適切な地震力に対する格納容器の頑健性の確保の考え方について
重大事故等時における格納容器の耐震評価にあたって，対象となる事故シーケンスは，格納容器温度・圧力条件が厳しい格納容器破損防止の事故シーケンスである，格納容器過圧・過温破損（大 LOCA+ECCS 機能喪失+SBO）シナリオが対象となる。
「別紙-2 循環流量の確保」で示したとおり，代替循環冷却系の運転は長期的に継続可能と考えられるが，この場合，格納容器の温度・圧力が比較的高い状態で長期的に維持されることから，適切な地震力に対する格納容器の頑健性の確保が必要である。
よって，格納容器の耐震評価に際しては，① 事故後の運転状態Ⅴ(L)※１のうち初期（例：3 日後）における適切な地震力との組合せ評価② 事故後の運転状態Ⅴ(L)のうち長期（例：60 日後）における適切な地震力との組合
せ評価を行うこととなる。
※１ 運転状態Ⅴ(L)：重大事故等の状態のうち長期的（過渡状態を除く一連の期間）に荷重が作用している状態

103

別紙-4
系統のバウンダリに対する影響評価について
１．はじめに復水補給水系を用いた代替循環冷却運転を行う場合に，系統内の弁，配管及びポンプのバウンダリに使用されているシール材について，放射線影響や化学影響によって材料が劣化し，漏えいが生じる可能性がある。これらの影響について，下記のとおり評価を行った。
２．シール材の影響評価（１）評価対象
復水補給水系を用いて代替循環冷却運転を行う場合に，サプレッション・チェンバ・
プールからの流体が流れる経路として，配管，弁及びポンプがあるため，これらの機器においてバウンダリを構成する部材である「配管フランジガスケット」「弁グランドシール」「ポンプメカニカルシール」「ポンプケーシングシール」を対象に評価を行った。
（２）放射線による影響
復水補給水系による代替循環冷却系では，重大事故時に炉心損傷した状況で系統を使用することとなる。このため，系統内を高放射能の流体が流れることとなり，放射線による劣化が懸念される。
上記（１）に示す部材のうち，配管フランジガスケット及び弁グランドシールには，
膨張黒鉛若しくはステンレス等の金属材料が用いられている。これらは無機材料であり、高放射線下においても劣化の影響はないか極めて小さい。このため，これらについては
放射線による影響はないか，耐放射線性能が確認されたシール材を用いることにより，シール性能が維持されるものと考える。
また，ポンプメカシールには，ニトリルゴムが使用されており，耐放射線に関する性能が確認されていることから，シール性能は維持されるものと考える。
一方，ポンプケーシングシールには，ニトリルゴム以外にフッ素ゴムが用いられているものがあり，フッ素ゴムについては放射線による影響を受けて劣化することが考えられる。このため，フッ素ゴムを使用している復水移送ポンプのケーシングシールについては，今後，耐放射線性に優れたエチレンプロピレンゴム（EPDM）のシール材への取替を行うことにより，耐放射線性を確保する。
（３）化学種による影響
炉心損傷時に発生する核分裂生成物の中で化学的な影響を及ぼす可能性がある物質として，アルカリ金属であるセシウム，及び，ハロゲン元素であるヨウ素が存在する。このうち，アルカリ金属のセシウムについては，水中でセシウムイオンとして存在しアル
カリ環境の形成に寄与するが，膨張黒鉛ガスケットや金属ガスケットはアルカリ環境に104

おいて劣化の影響はなく，また，ニトリルゴムや EPDM についても耐アルカリ性を有する材料である。このため，セシウムによる化学影響はないものと考える。
一方，ハロゲン元素のヨウ素については，無機材料である膨張黒鉛ガスケットや金属
ガスケットでは影響がないが，有機材料であるニトリルゴムや EPDM では影響を生じる可能性がある。このうち，今後，設備での使用を考慮している EPDM については，当社での社内試験により影響の確認を行っており，炉心損傷時に想定されるヨウ素濃度（約450mg/m3）よりも高濃度のヨウ素環境下（約 10000mg/m3）においても、圧縮永久歪み等のシール材としての性状に大きな変化がないことを確認している。このように，ヨウ素に対する性能が確認された材料を用いることにより，漏えい等の影響が生じることはないものと考える。
３．まとめ
以上より、復水補給水系を用いた代替循環冷却系の流路においてバウンダリを構成する部材である「配管フランジガスケット」「弁グランドシール」「ポンプメカニカルシール」「ポンプケーシングシール」を対象に評価を行った結果，無機材料である膨張黒鉛及び金属ガスケットには影響がないと評価できる。一方，ポンプケーシングシールに用いられているフッ素ゴムについては放射線による影響が生じる可能性があり，ポンプメカニカルシ
ールやケーシングシールに用いられているニトリルゴムは，核分裂生成物による化学的な影響が生じる可能性があるため，これらへの耐性を有することを確認したシール材への変更を行っていく。これにより，流路からの漏えいの発生を防止する。
以上

105

別紙-5
代替循環冷却運転開始時期が評価より早まる場合について
代替循環冷却運転の評価では，代替原子炉補機冷却系運転のため緊急時対策要員の参集に 10 時間，準備作業時間に 10 時間を想定しており，代替原子炉補機冷却系運転開始時間
を 20 時間後と想定している。ただし，緊急時対策要員の確保が容易にできる場合は，この時間より早くなる可能性がある。
その場合の運転員の対応について以下に示す。必要な要員と作業項目を図 1 に示す。
中央制御室運転員の場合
常設代替交流電源設備からの交流電源回復後，復水移送ポンプによる原子炉注水及び格納容器スプレイ操作を実施している。この操作を実施している運転員とは別の運転員が代替循環冷却運転を準備することが可能であり，緊急時対策要員の作業が早まることからの影響はない。
現場操作運転員の場合
常設代替交流電源設備からの交流電源回復後，格納容器薬品注入等の現場操作を実施している。これらの操作は事故発生約 4 時間後まで継続する。その後，原子炉補機冷却系運転準備を開始する。この準備操作は「2 名」の現場操作運転員により「約5 時間」で実施することを想定している。また，別の「2 名」の現場操作運転員が代替循環冷却運転準備を実施する。事故発生約 10 時間後には終了するため，緊急時対策要員の作業が早まることからの影響はない。
事故発生約 1 時間後から，緊急時対策要員による準備作業を開始することを想定した場
合，現場操作運転員の作業は「約 10 時間後」に終了し，緊急時対策要員による準備作業は「約 11 時間後」に終了することになる。
ただし，緊急時対策要員による準備作業は，継続した訓練により大幅に短縮しており，
至近では「約 6.5 時間」という訓練結果が出ている。現場操作運転員による準備作業も代替
循環冷却運転準備の「2 名」を追加して「4 名」対応することで，作業時間を短縮させることができる。更に，緊急時対策要員の確保が容易にできる場合においては，運転員の応援も期待することができるため，作業時間の短縮が期待できる。
以上により，評価で考慮している代替原子炉補機冷却系「20 時間後」の運転開始時間から早まる場合があっても対応は可能である。
以上

106

経過時間（時間）2

常設代替交流電源設備
による交流電源回復

常設代替交流電源設備による交流電源回復
格納容器薬品注入操作
中央制御室圧力調整
中央制御室待避室の準備操作
低圧代替注水系（常設）準備操作

6

8

10

事象発生

実施箇所・必要人員数
操作項目

4

運転員
（現場）
６号
７号

緊急時対策要員
（現場）
６号
７号

２人
Ａ ,Ｂ

２人
a,b

－

－

－

－

－

－

4人
Ｃ ,Ｄ
Ｅ ,Ｆ

4人
c,d
e,f

－

－

－

－

（２人）
Ｅ ,Ｆ

（２人）
e,f

－

－

代替原子炉補機冷却系 準備操作

操作の内容

約70分 原子炉注水開始

・ 現 場移 動・ 代 替原 子 炉補 機冷 却 系

13人

13人

代替原子炉補機冷却系 運転

－

－

－

－

（３人）

（３人）

可搬型代替注水系による
原子炉注水 準備操作

－

－

－

－

５人

５人

・ 消 防車 に よる 原子 炉 への 注 水準 備
（ 消防 車 移動 、ホ ー ス敷 設 （防 火水 槽 から消 防 車， 消 防車 から 接 続口 ） ，ホ ース 接 続）

（１人）
Ｂ

（１人）
b

－

－

－

－

・ 代 替循 環 冷却 運転 中央 制 御室 ライ ン アップ
（ 代替 注 水系 に影 響 の無 い 個所 ）

（１人）
Ｂ

（１人）
b

－

－

－

－

・ 復 水移 送 ポン プ停 止・ 中 央制 御 室ラ イン ア ップ

３0分

－

－

（２人）
Ｃ ,Ｄ

（２人）
c,d

－

－

・ 現 場移 動・ 代 替循 環 冷却 運転 現場 ラ イン アッ プ
（ 復 水貯 蔵 槽吸 込弁 、 復水 移 送ポ ンプ ミ ニフ
ロ ー 弁）

60分

代替循環冷却運転開始

（２人）
Ａ ,Ｂ

（２人）
a,b

－

－

－

－

・ 復 水移 送 ポン プ起 動
・ 低 圧注 水 系注 入弁 、 格納 容 器ス プレ イ 弁操作

代替循環冷却運転状態監視

（１人）
Ａ

（１人）
a

－

－

－

－

・ 代 替循 環 冷却 運転 に よる 原 子炉 ・格 納 容器の 状 態監 視

（１人）
Ａ

（１人）
a

－

－

－

－

・ 低 圧注 水 系

－

－

－

－

（２人）

（２人）

（１人）
Ａ

（１人）
a

－

－

－

－

・可搬型代替注水ポンプによる格納容器頂部注水

２人

・消防車による格納容器頂部への注水準備（消防車移動、ホース敷設（防火水槽から消防車，消防車から接続口），ホース接続）
・消防車による格納容器頂部への補給

－

－

－

－

２人

備考
22

24

26

28

30

32

34

300分

現 場ラ イン ア ップ

・ 現 場移 動・ 資 機材 配 置及 びホ ー ス布 設 、起 動及 び 系統
水張り－

格納容器頂部注水（解析上考慮せず）

20

原子炉格納容器薬品注入操作完了後、代替原子炉補機冷却系準備操作を「2名」で開始する
運転員「2名」を追加して、計「4名」で対応することで作業時間を短縮することが可能－

可搬型代替注水系による原子炉への注水18

交流電源回復操作等約4時間後まで現場要員として「4名」必要－

代替循環冷却運転 準備操作
（系統構成2）16

約1１時間
代替循環冷却運転 開始

約２時間 炉心冠水確認－

代替循環冷却運転 準備操作
（系統構成1）14

約1１時間
低圧代替注水 停止

約24分 炉心損傷開始

運転員
（中操）
６号
７号

12

・ 代 替原 子 炉補 機冷 却 系

１０時間

適宜実施

運 転状 態監 視

この時間内に実施

３0分

この時間内に実施

代替原子炉補機冷却系準備操作とは異なる運転員「2名」にて対応

５分

継続実施

適宜実施

注入 弁 操作

適宜実施

・ 消 防車 に よる 原子 炉 への 注 水

復水移送ポンプ停止期間中の原子炉水位確保として、消防車による原子炉注水を想定。
外部注水配管の隔離弁は屋外から操作可能であるため、原子炉注水時のみ開する（代替循環冷却運転時のバウンダリ確保のため）

注水量および上部ドライウェル温度変化により格納容器頂部注水を調整する

図１ 代替循環冷却運転開始が評価より早まる場合の要員と作業項目

107

適宜実施

要員を確保して対応する

別紙-6
系統が高線量となった場合の影響について
代替循環冷却系の運転に伴い，系統が高線量となることが想定されるが，高線量となった
場合には，放射線による「操作性・アクセス性」の影響，及び「機器」に対する放射線劣化
影響が考えられる。
「操作性・アクセス性」に関する影響としては以下の影響が考えられる。
・代替循環冷却系の系統構成，起動操作，運転継続に必要な操作・監視への影響
・代替循環冷却系が機能喪失した場合に必要な操作への影響
・代替循環冷却運転時に必要な復旧作業（残留熱除去系の復旧作業）への影響「機器」に対する放射線劣化影響としては以下の影響が考えられる。
・代替循環冷却系において使用する機器のうち，放射線劣化影響が懸念される機器（シール材，電動機，計器，ケーブル）への影響
上記の影響について，確認結果を表 1 に示す。
表 1 高線量となった場合の操作性・アクセス性，機器への影響
確認項目
放射線影響
操作性・アク 代 替 循 環 冷 系統構成
運転開始前の系統構成は，中央制御室からの
セス性
却系の系統
電動駆動弁の遠隔操作の他，廃棄物処理建屋
構成，起動操等での手動弁の操作，代替原子炉補機冷却系
作，運転継続熱交換器ユニットの操作が必要であるが，弁に必要な操操作は運転開始前の実施であり，熱交換器ユ
作・監視
ニット操作は屋外作業であり，格納容器ベント操作前であるため，アクセス及び操作への放射線による影響はない。
（24～26 頁参照）
復 水 移 送 ポ 運転開始時の復水移送ポンプの起動は中央ンプの起動制御室から遠隔で操作が可能な設計としているため，操作への放射線による大きな影響はない。（24～26 頁参照）
パ ラ メ ー タ 運転を開始した後の運転パラメータの監視
監視は，中央制御室及び緊急時対策所で監視が可能な設計としているため，放射線による大きな影響はない。
（24～26 頁参照）
流量調整
代替循環冷却運転時の原子炉注水及び格納
容器スプレイの流量を調整する場合は，流量調整弁の操作により行うが，中央制御室から遠隔で操作が可能な設計としているため，放射線による大きな影響はない。
（24～26 頁参照）
その他操作
その他の作業として，代替原子炉補機冷却系の運転状態確認及び代替熱交換器の付帯設備である電源車への給油作業があるが，これらは屋外作業であり格納容器ベント操作前であるため，放射線による大きな影響はない。（24～26 頁参照）
（次頁へ続く）108

操作性・アク
セス性

機器

確認項目
代替循環冷
却系が機能
喪失した場
合に必要な
操作

低圧代替注
水系（可搬
型）による原子炉注水

放射線影響
低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水は，代替循環冷却運転開始前にあらかじめ系
統構成をした上で，注水操作を屋外で実施することにより，建屋内放射線量が上昇した場
合においても対応が可能である。
（26 頁参照）

格納容器ベ
ント

格納容器ベントの操作弁は中央制御室から遠隔操作可能な設計であるため，代替循環冷
却運転後の放射線量上昇による操作への影響はない。なお，何らかの理由によりベント操作弁が中央制御室から遠隔操作不能となる場合は，放射線量上昇による影響が小さい
二次格納施設外において空気作動あるいは遠隔手動操作で開閉する方法を備えている。
なお，これらの操作位置は二次格納施設外であっても，代替循環冷却運転により高線量となる配管との位置が比較的近い箇所もある
ため，放射線量上昇によるアクセス性及び弁操作性を考慮し，必要に応じて遮蔽体設置等の放射線防護対策を施す。
（26～29 頁参照）

代替循環冷却運転時に必要な復旧作業（残留熱除去系の復旧作業）

代替循環冷却運転時の放射線影響を受ける可能性が最も低い残留熱除去系(C)ポンプ類の復旧のためには，機能喪失要因にもよるが原子炉建屋地下 3 階の残留熱除去系(C)ポン
プ室，あるいは，原子炉建屋地下 2 階の残留熱除去系(C)ポンプ室の上部ハッチまでアクセスすることができる必要があるが，7 号炉の上部ハッチ付近には高線量となる配管があることから，代替循環冷却運転時の放射線量を考慮し，必要に応じて移動式遮蔽体等の放射線防護対策を施す。
なお，現場操作時は放射線量を測定し適切な防護装備を装備した上でアクセスすることとしている。（30～32 頁参照）

シール材（配管，弁，ポンプ， 放射線による劣化影響が懸念される左記の熱交換器）
機器については，運転環境下における当該部位の放射線量を考慮して代替循環冷却系の系統機能確保可能な設計とする。
（46 頁参照）
電動機（弁，ポンプ）
ケーブル
計器

109

別紙-7
代替循環冷却運転時の回り込み防止対応について

代替循環冷却系を運用する際，サプレッション・チェンバのプール水を水源とするため，炉心損傷した場合については高線量の水が循環することで，周辺エリアの線量が大きく上昇することが想定される。その為，代替循環冷却系を運転中，及び，その後の長期的な収束のための各機器の復旧作業に悪影響を及ぼす懸念がある。
代替循環冷却系の流路を構成する既設の復水補給水系は，プラント運転時に様々な供給先（負荷）を持っており，主流路からの分岐が多数ある。これらの分岐配管は耐震性を有する設計とするとともに，分岐先において閉じた系を構成している（供給先において弁が閉止している）ため，高線量の水が建屋内に溢水することや，予期しない他の系統に流入することはない。
しかし，事故後長期の復旧作業への影響を考慮すると，可能な限り高線量の水の流れる範囲を限定することが必要である。そこで，代替循環冷却系の主流
路からの分岐配管については，可能な限りプラント運転時から，主ラインから最も近い弁（第一止め弁）にて常時閉止することを検討し，事故時の対応に支障を来たす等の理由から第一止め弁の閉止が不可能な場合には代替循環冷却系の運転前に弁の閉操作を実施することを検討した。
検討の結果を図 1，図 2，表 1～表 4 に示す。分岐配管のうち，非常用炉心冷
却系等の封水供給配管については，弁の閉止により供給先の系統に悪影響(ウォーターハンマーの発生等)を及ぼす可能性があるので，常時閉止運用とすることは不可と判断した。また，低圧代替注水系や格納容器下部注水系のように事故対応で使用する弁についても常時閉止運用とすることは不可と判断した。
しかし，それ以外の供給先（負荷）については，分岐部を閉止することが可能である。このため，これらの供給先（負荷）に悪影響を及ぼさない箇所については，通常運転中から弁を閉止することにより，高線量の水が流入することを防止する措置を講じることとする。

110

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。

図 1 代替循環冷却系 系統図(6 号炉)
111

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。

図 2 代替循環冷却系 系統図(7 号炉)112

表１ 代替循環冷却系閉止弁リスト(6 号炉)

№※

弁番号

弁名称

対応策

1

P13-F059

廃スラッジ移送ライン復水元弁

プラント運転中から全閉運用とする

2

P13-F056

原子炉冷却材浄化系ろ過脱塩装置補給用
等復水元弁

プラント運転中から全閉運用とする

3

P13-F085

ドライウェル高電導度廃液系サンプ配管
洗浄用等復水元弁

プラント運転中から全閉運用とする

4

P13-F054

原子炉冷却材浄化系逆洗洗浄用復水元弁

プラント運転中から全閉運用とする

5

P13-F090

制御棒駆動系補修室等復水元弁

プラント運転中から全閉運用とする

6

P13-F023

復水補給水系サンプリング戻り止め弁

プラント運転中から全閉運用とする

7

P13－F009

復水貯蔵槽常用給水管止め弁

系統運転時に現場で全閉操作を実施

8

P13-MO-F150

タービン建屋負荷遮断弁

系統運転時に遠隔で全閉操作を実施

9

G51-MO-F009

サプレッションプール浄化系復水貯蔵槽
側吸込弁

系統運転時に遠隔で全閉操作を実施

10

P13-F403

廃棄物処理建屋復水積算流量計バイパス
弁

系統運転時に現場で全閉操作を実施

11

P13-F010

制御棒駆動系復水入口弁

系統運転時に現場で全閉操作を実施

12

P13-F017A

復水移送ポンプ(A)最小流量出口弁

系統運転時に現場で全閉操作を実施

13

P13-F017B

復水移送ポンプ(B)最小流量出口弁

系統運転時に現場で全閉操作を実施

14

P13-F017C

復水移送ポンプ(C)最小流量出口弁

系統運転時に現場で全閉操作を実施

15

E22-F021

高圧炉心注水系復水貯蔵槽出口第一元弁

系統運転時に現場で全閉操作を実施

16

E22-F022

高圧炉心注水系復水貯蔵槽出口第二元弁

系統運転時に現場で全閉操作を実施

17

E22-F023

高圧炉心注水系復水貯蔵槽出口第三元弁

系統運転時に現場で全閉操作を実施※本表の「No.」は，図 1 記載の「弁 No.」を示す。

113

表 2 代替循環冷却系閉止不可弁リスト(6 号炉)

№※

弁番号

18

P13-F069

消火系連絡弁後弁

SA 時の消防車による原子炉注水時に使用

19

P13-F081

原子炉隔離時冷却系系統洗浄用等復水元弁

HPAC/RCIC 封水ライン

20

P13-F058

残留熱除去系(B)系統洗浄用等復水元弁

SA 時の代替格納容器スプレイ冷却系で使用

21

P13-F057

残留熱除去系(A)（C)系統洗浄用復水元弁

HPCF(C)封水ライン
SA 時の格納容器下部注水系で使用

22

P13-F061

スキマサージタンク（B)積算流量計入口弁

SFP スキマサージタンクへの自動注水補給で使用

23

G51-F015

サプレッションプール浄化系復水補給水系
封水弁

SPCU を用いた SFP 注水，原子炉ウェル注水で使用

24

P13-F096B

高圧炉心注水系(B)系統封水用復水減圧オ
リフィス前弁

HPCF(B)封水ライン

25

E22-MO-F001B

高圧炉心注水系系復水貯蔵槽側吸込弁（B)HPCF(B)吸込みライン（水源）26E22-F030

高圧代替注水系ポンプ吸込弁

HPAC 吸込みライン（水源）27E51-MO-F001

原子炉隔離時冷却系復水貯蔵槽側吸込弁

RCIC 吸込みライン（水源）28E22-MO-F001C

高圧炉心注水系系復水貯蔵槽側吸込弁（C)HPCF(C)吸込みライン（水源）弁名称

閉止不可理由※本表の「No.」は，図 1 記載の「弁 No.」を示す。

114

表 3 代替循環冷却系閉止弁リスト(7 号炉)
№※

弁番号

1

弁名称

対応策

P13-F087

復水補給水系原子炉冷却材浄化系ろ過脱塩器逆洗水
供給元弁

プラント運転中から全閉運用とする

2

P13-F721

復水補給水系復水移送ポンプ出口復水資料採取元弁

プラント運転中から全閉運用とする

4

P13-F105

復水補給水系蒸気乾燥機気水分離器ピット水張用供給弁

プラント運転中から全閉運用とする

5

P13-F110

復水補給水系原子炉建屋運転階供給元弁

プラント運転中から全閉運用とする

6

P13-F722

復水補給水系復水移送ポンプ入口復水資料採取元弁

プラント運転中から全閉運用とする

7

P13-MO-F029

タービン建屋負荷遮断弁

系統運転時に遠隔で全閉操作を実施

8

G51-MO-F010

サプレッションプール浄化系復水貯蔵槽側吸込弁

系統運転時に遠隔で全閉操作を実施

9

P13-F021

復水補給水系制御棒駆動系駆動水供給元弁

系統運転時に現場で全閉操作を実施

10

P13-F008A

復水移送ポンプ(A)ミニマムフロー逆止弁後弁

系統運転時に現場で全閉操作を実施

11

P13-F008B

復水移送ポンプ(B)ミニマムフロー逆止弁後弁

系統運転時に現場で全閉操作を実施

12

P13-F008C

復水移送ポンプ(C)ミニマムフロー逆止弁後弁

系統運転時に現場で全閉操作を実施

13

P13－F001

復水補給水系復水貯蔵槽出口弁

系統運転時に現場で全閉操作を実施

14

E22-F028

高圧炉心注水系復水貯蔵槽出口第一元弁

系統運転時に現場で全閉操作を実施

15

E22-F029

高圧炉心注水系復水貯蔵槽出口第二元弁

系統運転時に現場で全閉操作を実施

16

E22-F030

高圧炉心注水系復水貯蔵槽出口第三元弁

系統運転時に現場で全閉操作を実施

27

P13-F079

復水補給水系原子炉冷却材浄化系ろ過脱塩器 Y スト
洗浄水供給元弁

プラント運転中から全閉運用とする

28

P13-F075

復水補給水系原子炉冷却材浄化系逆洗水ポンプ入口
洗浄用供給弁プラント運転中から全閉運用とする※本表の「No.」は，図 2 記載の「弁 No.」を示す。

115

表 4 代替循環冷却系閉止不可弁リスト(7 号炉)
№※

弁番号

03

P13-F077

復水補給水系-075 ライン供給元弁

HPAC 封水ライン

17

P13-F086

復水補給水系 RO-D032 入口弁

HPCF(C)封水ライン

18

P13-F093

復水補給水系格納容器冷却ライン元弁

SA 時の格納容器下部注水系で使用

19

P13-F099

復水補給水系 P13-F091 出口弁

SA 時の消防車による原子炉注水時に使用

20

P13-F101

復水補給水系-101 ライン供給元弁

SFP スキマサージタンクへの自動注水補給で使用

21

P13-F083

復水補給水系-077 ライン供給元弁

SA 時の代替格納容器スプレイ冷却系で使用
HPCF(B)封水ライン

22

E22-MO-F001B

高圧炉心注水系復水貯蔵槽側吸込弁（B)HPCF(B)吸込みライン（水源）23E22-F023

高圧炉心注水系高圧代替注水系冷却水
ライン隔離弁

HPAC 吸込みライン（水源）24E51-MO-F001

原子炉隔離時冷却系復水貯蔵槽側吸込
弁

RCIC 吸込みライン（水源）25E22-MO-F001C

高圧炉心注水系復水貯蔵槽側吸込弁（C)HPCF(C)吸込みライン（水源）26P13-F084

復水補給水系 RO-D030 入口弁

RCIC 封水ライン

弁名称

閉止不可理由※本表の「No.」は，図 2 記載の「弁 No.」を示す。

116

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柏崎刈羽原子力発電所6号及び7号炉審査資料
資料番号
KK67-0064 改05
提出年月日
平成27年10月19日

柏崎刈羽原子力発電所 6号及び7号炉
別添資料－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

平成27年10月
東京電力株式会社

第 53 条：水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備＜目次＞

1. 基本方針
1.1 要求事項の整理
1.2 適合のための設計方針

2. 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
2.1 概要2.2 水素濃度制御設備（静的触媒式水素再結合器）について
2.2.1 静的触媒式水素再結合器の設計方針について
添付 1 浜岡原子力発電所 4/5 号機で発生した OG 系トラブルについて
添付 2 静的触媒式水素再結合器の最高使用温度について
添付 3
PAR 製作誤差による処理能力への影響
添付 4
PAR の検査・点検について
添付 5 水素処理容量に関する説明について
添付 6

PAR 周辺機器に対する悪影響防止について

2.2.2 静的触媒式水素再結合器の効果について
添付 7 オペレーティングフロア大物搬入口ハッチの構造について
添付 8 原子炉建屋内における成層化について
添付 9 格納容器頂部注水系の効果を考慮した水素挙動について
添付 10 6 号炉の GOTHIC 解析による水素濃度評価

2.2.3 静的触媒式水素再結合器の性能試験について
添付 11 国内容器試験について
添付 12 静的触媒式水素再結合器 動作監視装置について
添付 13 原子炉建屋小部屋における水素爆発防止対策について
添付 14 SNL 試験，THAI 試験の試験データ適用性について

2.3 水素濃度監視設備について
2.3.1 水素濃度監視設備の設計方針について
添付 15 原子炉建屋水素濃度の適用性について-目次 1-

2.4 格納容器頂部注水系（自主対策設備）について
2.4.1 格納容器頂部注水系の設計方針について
2.4.2 格納容器頂部注水系の効果について

2.5

参照文献

参考資料 1
参考資料 2
参考資料 3

福島第一原子力発電所 1 号機現地調査状況
PAR による再結合反応の律速段階について
GOTHIC コードについて-目次 2-

＜概要＞1.において，設置許可基準規則，技術基準規則の要求事項を明確化するとともに，それら要求に対する柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉及び 7 号炉における適合性を示す。
2.において，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関する基準適合性について説明する。

-1-

1. 基本方針
1.1 要求事項の整理
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関する設置許可基準規則第 53 条の要求事項並びに当該要求事項に該当する技術基準規則第 68
条の要求事項を表 1-1 に示す。
表 1-1

設置許可基準規則第 53 条，技術基準規則第 68 条

設置許可基準規則

技術基準規則第 53 条

第 68 条

要求事項

発電用原子炉施設には，炉心の 発電用原子炉施設には，炉心著しい損傷が発生した場合に の著しい損傷が発生した場合
おいて原子炉建屋その他の原 において原子炉建屋その他の
子炉格納容器から漏えいする
気体状の放射性物質を格納するための施設（以下「原子炉建屋等」という。）の水素爆発による損傷を防止する必要がある

原子炉格納容器から漏えいす
る気体状の放射性物質を格納するための施設（以下「原子炉建屋等」という。）の水素爆
発による損傷を防止する必要場合には，水素爆発による当該
原子炉建屋等の損傷を防止す
るために必要な設備を設けなければならない。

がある場合には，水素爆発による当該原子炉建屋等の損傷を防止するために必要な設備を施設しなければならない。

備考－

設置許可基準規則：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
技 術 基 準 規 則：実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則-2-

1.2 適合のための設計方針
炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉建屋等の水素爆発による損傷を防止するために，水素濃度制御設備及び水素濃度監視設備を設置する設計とする。
水素濃度制御設備としては，原子炉建屋運転床（以下，原子炉建屋オペレーティングフロアという。）に静的触媒式水素再結合器（以下，PAR という。）を設置
し，重大事故等時に原子炉格納容器（以下，格納容器という。）から原子炉建屋
内に水素ガスが漏えいした場合において，原子炉建屋内の水素濃度上昇を抑制
し，水素爆発を防止する設計とする。また，PAR は運転員による起動操作を行う
ことなく，水素ガスと酸素ガスを触媒反応によって再結合できる装置を適用し，起動操作に電源が不要な設計とする。なお，PAR の動作確認を行うために PAR の入口側及び出口側に温度計を設置する設計とする。
水素濃度監視設備としては，原子炉建屋内に水素濃度計を設置し，想定される
事故時に水素濃度が変動する可能性のある範囲で監視できる設計とする。なお，
当該水素濃度計については，代替電源設備から給電可能な設計とする。
これらの設備に加え，水素爆発による当該原子炉建屋等の損傷を防止するための自主対策設備として，原子炉格納容器トップヘッドフランジの過温破損を防止し，原子炉建屋への水素漏えいを抑制するために格納容器頂部注水系を設置する。格納容器頂部注水系は，重大事故等時に原子炉建屋外から代替淡水源（防火水槽又は淡水貯水池）の水，若しくは海水を可搬型代替注水ポンプにより原子炉ウェルに注水することで原子炉格納容器トップヘッドフランジを冷却できる設計とする。

-3-

2. 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
2.1 概要福島第一原子力発電所事故において発生した水素爆発は，第一に電源喪失に伴う注水・除熱機能の喪失によって炉心損傷が起こりジルコニウム－水反応による大量の水素発生に至ってしまったこと，第二に除熱機能の喪失によって格納容器破損が起こり大量の水素ガスが原子炉建屋に漏えいしてしまったこと，第三に原子炉建屋に漏えいした水素ガスに対する対応手段がなかったことによって起こったものである。そのため，水素爆発防止のためには，これら３つの課題に対してそれぞれ対策を施す必要がある。
第一の課題である大量の水素発生の防止については，炉心損傷を防止することが対策となる。柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉及び 7 号炉は，設計基準事故対
処設備に加えて，重大事故等が発生した状況において炉心の著しい損傷を防止するために，高圧注水機能の強化，原子炉減圧機能の強化，低圧注水機能の強化，格納容器冷却機能の強化等を行い，炉心損傷による大量の水素発生を防止する設計とする。
第二の課題である大量の水素ガスの原子炉建屋への漏えいの防止については，
上述の炉心損傷防止対策を踏まえてもなお，重大事故等時に備え，格納容器の破損を防止することが対策となる。柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉及び 7 号炉は，格納容器過温破損防止設備として代替格納容器スプレイ冷却系，改良ＥＰＤＭ
製シール材，格納容器頂部注水系，格納容器過圧破損防止設備として格納容器圧
力逃がし装置並びに代替循環冷却系を設置する設計とする。これらの対策により，原子炉建屋への水素漏えいを抑制し，あるいは原子炉建屋を経由せず大気に水素ガスを排出する。
第三の課題である原子炉建屋に漏えいした水素ガスに対する対応手段の確保については，格納容器過温・過圧破損防止対策を踏まえてもなお，格納容器には設計上漏えい率を考慮していることから，重大事故時に格納容器内で発生した水素ガスが原子炉建屋内に漏えいした場合に備え，原子炉建屋内において水素ガスを処理することが対策となる。柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉及び 7 号炉は，
水素濃度制御設備として PAR を原子炉建屋オペレーティングフロアに設置する。
この対策により，漏えいした水素ガスと空気中の酸素を再結合させ，水素爆発リ
スクを低減する。
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。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る格納容器ベントを-4-

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。
以上，第一から第三の課題それぞれに対する対策を施すことにより，福島第一原子力発電所事故において発生した原子炉建屋の水素爆発を防止する。これらの対策の関係を図 2-1 に整理する。
本章では，柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉及び 7 号炉の原子炉建屋水素爆発防止対策のうち，設置許可基準規則第 53 条（水素爆発による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備）に該当する設備の基準適合性を説明する。
最初に第三の課題に対する対策である PAR に関する説明を「2.2 水素濃度制
御設備（静的触媒式水素再結合器）について」で示す。
また，原子炉建屋の水素濃度を監視するために，原子炉建屋に設置する水素濃度監視設備に関する説明を「2.3 水素濃度監視設備について」で示す。
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について」で示す。格納容器頂部注水系は，重大事故等時に原子炉格納容器トップヘッドフランジの過温破損を防止し，原
子炉建屋への水素漏えいを抑制するために設置するものである。これは原子炉
格納容器トップヘッドフランジのシール材の高温劣化を防ぐ目的であるが，一方で原子炉格納容器トップヘッドフランジシール材を耐環境性に優れた改良Ｅ
ＰＤＭ製シール材に変更する対策も施しており，閉じ込め機能を強化している。
したがって，格納容器頂部注水系は更なる水素漏えい抑制対策という位置づけであるが，シール材の熱劣化要因を低減することが可能であり，水素漏えい抑制
対策として効果的である。

-5-

【第一の課題に対する対策】
水素発生防止設計基準対象施設

深
層
防
護
第
３
層

重大事故等対処施設のうち
重大事故防止設備

非常用炉心冷却系
格納容器スプレイ冷却系
原子炉補機冷却系

低圧代替注水系

非常用ガス処理系
非常用ディーゼル発電機
等

代替原子炉補機冷却系
代替交流電源設備等

重大事故等対処施設のうち重大事故緩和設備【第二の課題に対する対策】
原子炉建屋への水素漏えい抑制

深
層
防
護

代替格納容器スプレイ冷却 代替循環冷却系
改良ＥＰＤＭ製シール材 格納容器頂部注水系（自主対策設備）【第二の課題に対する対策】
大気への水素排出第４層

格納容器圧力逃がし装置【第三の課題に対する対策】
水素爆発リスク低減
静的触媒式水素再結合器

図 2-1

水素対策の観点で整理した深層防護第３層・第４層設備-6-

2.2 水素濃度制御設備（静的触媒式水素再結合器）について
炉心の著しい損傷が発生した場合，格納容器内に水素ガスが蓄積した状況では，格納容器のフランジ部等を通じて水素ガスが原子炉建屋内に漏えいする可能性がある。原子炉建屋内に漏えいした水素ガスは，比重の関係で原子炉建屋オ
ペレーティングフロアまで上昇し，原子炉建屋オペレーティングフロアに滞留することが予想される。福島第一原子力発電所事故においても，格納容器から漏えいした水素ガスが原子炉建屋内に蓄積し，原子炉建屋オペレーティングフロ
アを中心として大規模な水素爆発を起こしている。この事故知見を踏まえて，柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉及び 7 号炉の原子炉建屋水素爆発防止対策として，
原子炉建屋オペレーティングフロアに，水素濃度上昇を抑制することができる
PAR を水素濃度制御設備として設置する。
(1)PAR について
静的触媒式水素再結合器 PAR は Passive Autocatalytic Recombiner の略であり，触媒反応を用いて可燃性ガス（水素ガス，酸素ガス）を再結合させて，雰囲
気を可燃限界以下に維持する設備である。PAR は触媒反応により受動的に運転される設備であり，電源及び起動操作は必要とせず，水素ガス，酸素ガスがあれば自動的に反応を開始する設備である。
PAR は，概要図を図 2-2 で示している通りハウジングと触媒カートリッジで構成されており，PWR や BWR のシビアアクシデント時に発生する水素対策として世界的に広く採用されている設備である。NIS PAR の納入実績は表 2-1 の通り。柏
崎刈羽原子力発電所 6 号炉及び 7 号炉については，国内 BWR プラント適用に向けた被毒物質影響の知見が得られている独国の NIS 社製 PAR を採用している。
なお，NIS 社が製造する PAR は，国際的な性能試験，さまざまな国の性能試験をパスしており，欧米をはじめ世界的に性能が確認されている。

図 2-2 静的触媒式水素再結合器(PAR)の概要図-7-

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図 2-3

PAR-11 写真

表 2-1 NIS PAR の納入実績
No.

国名

発電所名

炉型

1
2
3
4
5
6
7
8

-8-

備考

(2)PAR ハウジング
PAR のハウジングは図 2-4 に構造を示しているが，箱型のステンレス鋼板によるフレーム構造を採用しており，以下の機能を持っている。
- 触媒カートリッジを内部に設置すること。
- ガスを誘導すること。

フード
点検ハッチ

ハウジング
ブラケット(フロント)

ブラケット(リア)

図 2-4 PAR ハウジングの構造
PAR ハウジングは，触媒カートリッジを水素処理に適切な間隔に保持し，水素処理に適切なガス流れとなるよう設計されている。
ハウジング前面の点検ハッチは，触媒カートリッジの点検及び性能試験時に取外，取付を容易にするものであり，通常運転時は，点検ハッチをハウジング本
体に固定して使用する。
ハウジングに固定されているブラケットは，PAR 本体を設置する構造物，又は支持架台に固定するために用いられる。
ハウジング上部に設置されるフードは，PAR の上部に位置する構築物に，水素処理を行った PAR 出口ガスの排熱が直接当たらないようにするために，ガス流れ方向を変える役割をもつ。

-9-

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(2)触媒NIS 社製 PAR の触媒はパラジウムであり，基盤となる材料が酸化アルミニウム（アルミナ）である。概要図を図 2-5 に示しているが，基盤となる材料をパラジ
ウムの溶液に浸透させてシェル状の触媒を形作っており，直径約 mm の球状の形をしている。また，疎水コートにより高湿度な雰囲気から触媒を保護し，水素ガス，酸素ガスが触媒に接触し易くする構造になっている。
また，球状に触媒が存在するため，水素ガスと酸素ガスが触れる表面積が大きいことが特徴であり，よう素等の被毒物質が流入した際に，球状であることから
全表面が被毒物質で覆われ難い構造になっている。これら触媒粒の量は，PAR の水素処理容量に合わせて調整され，触媒カートリッジに充填される。

図 2-5 触媒の概要図(3)触媒カートリッジ
触媒カートリッジは，図 2-2 で示す形状をしており，カートリッジ内部に触媒を充填しており，原子炉建屋オペレーティングフロアの空気を触媒と接触させるために多数の長穴が開けられている。この触媒カートリッジには，PAR の水
素処理容量に合わせた触媒量が充填される。完成した触媒カートリッジを必要数，適切な間隔で PAR ハウジング内に取付けることで PAR は完成品となる。触媒カートリッジが多いタイプの PAR が，１台あたりの水素処理容量が多いが，その分サイズも大きくなる。柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉及び 7 号炉においては，設置場所に配慮して，触媒カートリッジが PAR 1 台につき 11 枚設置される
PAR-11 タイプ（図 2-3 参照）を採用している。

-10-

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(4)PAR の主要仕様
柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉及び 7 号炉では NIS 社製 PAR(PAR-11 タイプ)を採用しており，表 2-2 で主要仕様を示す。
表 2-2

主要仕様（PAR-11 タイプ 1 台）

静的触媒式水素再結合器
種

類

触媒反応式

水素処理容量0.25kg/h/個以上（添付 5 に詳細記載）（水素濃度 4vol%，大気圧，温度 100℃）

最高使用温度

300℃

ハウジング
材

ハウジング

料

ブラケット
高

寸

法

さ
幅

奥
質

行

量

触媒カートリッジ
外装パーツ
材

料

リベット等小物部
品
幅

寸

質

法

高

さ

厚

さ

触媒ｶｰﾄﾘｯｼﾞ全質量量

触媒材質の充填質量

カートリッジ枚数

11 枚

基盤材

酸化アルミニウム

触媒材質

パラジウム

触媒の材料

表面積
形

状

直

径

球状

充填密度

-11-

2.2.1 静的触媒式水素再結合器の設計方針について
2.2.1.1 基本設計方針
PAR は，炉心の著しい損傷が発生した場合において格納容器から原子炉建屋に水素ガスが漏えいした際に，原子炉建屋の水素濃度の上昇を抑制し，水素爆発を防止するための設備である。水素ガスの量は事故シナリオに依存するが，重大事故等対策の有効性評価のシナリオのうち，格納容器過圧・過温破損シナリオにおいて原子炉建屋へ漏えいする水素ガスの量を考慮した場合においても，原子炉建屋オペレーティングフロアの水素濃度を可燃限界未満に抑制できることをPAR の設計における必要条件としている。これは，炉心損傷に伴う水素発生が想定される事故シナリオの中で，格納容器圧力・温度が高い値で推移し，かつその状態が格納容器ベントを実施する約 38 時間後まで継続することから，格納容器から原子炉建屋への水素ガスの漏えい量が多くなるためである。
この必要条件を満たした上で，当社は，さらに厳しい条件下での水素漏えいを想定して，PAR の基本設計方針を以下の通り定める。

(1)PAR による水素処理容量について（PAR の必要台数について）下表に示す条件で格納容器から原子炉建屋内に水素ガスが漏えいする事象で，
原子炉建屋オペレーティングフロアの水素，酸素濃度が可燃限界未満となる水素処理機能を有すること。すなわち，この水素処理機能が確保できる PAR 台数を定め，事故環境下における触媒被毒による性能低下を考慮し，必要台数に余裕を持たせた台数とする。表 2-3 で示す通り，PAR 設計条件は有効性評価シナリオ（格納容器過圧・過温破損シナリオ）で想定する格納容器漏えい率，水素発生量，
水素漏えい終了時間より十分保守的に設定しており，原子炉建屋水素爆発防止対策を強化している。
表 2-3
No

項目

PAR 設計条件（水素漏えい）

設計条件（参考）格納容器過圧・過温破損
シナリオ

1

格納容器漏えい率10%/日

約 1.0%/日 : AEC 式（2Pd 時)

2

水素発生量

AFC（燃料有効部被覆管）100%相当の

約 600kg

水素発生量：約 1600kg（AFC 約 39%相当の水素発生量）

水素漏えい終了時間

ー約 38 時間後（格納容器ベント）（格納容器ベントなし）

3

-12-

① 格納容器漏えい率（10%/日）について
重大事故等時で格納容器圧力が設計圧力を超える場合の格納容器漏え
い率を AEC(Atomic Energy Commission)の式を用いて求める。格納容器漏
えい率は格納容器圧力に応じて変化するが，重大事故等時には，格納容器
圧力が設計圧力の 2 倍（以下，2Pd）を超えないよう運用するため，2Pd における格納容器漏えい率が最大漏えい率となり，事故時におけるガス組成（水素濃度包絡条件，水素ガス 33vol%:窒素ガス 21vol%:水蒸気 46vol%）を踏まえると AEC の式から約 1.0%/日となる。この値は重大事故等対策の有効性評価のシナリオにおける最大値であることから，これに余裕を見て，10%/日と設定する。
L  L0 ( Pt  Pa )  Rt  Tt
Pb  Pa   Rb  Tb

L0 ：設計漏えい率
Pt ：事故時の格納容器圧力Pb ：設計圧力Pa ：格納容器外の圧力
Rt ：事故時の気体定数＊ (＊事故時の気体の平均分子量が小さい程 Rt は大きくなる)
Rb ：空気の気体定数
Tt ：事故時の格納容器内温度
Tb ：設計格納容器内温度② 水素発生量(AFC 100%)について
重大事故等対策の有効性評価のシナリオのうち，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は，表 2-3 の通り約 600kg（AFC
約 39%相当の水素発生量）であるが，水素発生の主要因であるジルコニウ
ム－水反応に着目し，余裕を見た水素発生量を設定する。ジルコニウム－
水反応は 900℃以上で活発になることから，加熱源である燃料有効部の被覆管全て（AFC 100%）が反応すると仮定することで，保守的な水素発生量を評価することが可能である。
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保守的な設定となっていることが確認できる。

-13-

なお，これらの条件を用いて設定した PAR 設計条件は，重大事故等対策の有効性評価シナリオのうち，格納容器内での水素燃焼による影響に着目した水素
燃焼シナリオと比較しても保守的な設定であることを確認している。
水素燃焼シナリオの評価においては，「実用発電用原子炉に係る炉心損傷防止
対策及び格納容器破損防止対策の有効性評価に関する審査ガイド」に記載されている「全炉心内のジルコニウム量の 75％が水と反応」した場合（水素発生量
約 2700kg）と MAAP コードによる評価結果（水素発生量 約 600kg）を比較し，格納容器内の酸素濃度や圧力挙動を踏まえ，水素燃焼の観点から厳しい評価結果となる MAAP コードによる評価結果を用いている。
いずれのケースも格納容器は健全であることから，格納容器漏えい率は，格納容器過圧・過温破損シナリオ同様に格納容器圧力が 2Pd に到達したと仮定し，かつ①で示したガス組成のうち水蒸気分が全て水素ガスに置き換わったと仮定
した場合の約 1.5%/日を下回る。
以上から，水素燃焼シナリオにおける格納容器内水素発生量は PAR 設計条件
である約 1600kg（AFC100％相当の水素発生量であり，全炉心内のジルコニウム
量の約 45％が水と反応した場合の発生量に相当）を上回る約 2700kg となる場合もあるが，格納容器漏えい率は PAR 設計条件の方が 6 倍以上（約 1.5%/日に対して 10%/日）大きくなる。このため，最終的に原子炉建屋内に漏えいする単位時間あたりの水素量は，PAR 設計条件の方が多くなる。したがって，PAR 設計条件
は水素燃焼シナリオと比較しても十分保守的であると判断できる。

(2)PAR の設置場所について
炉心の著しい損傷が発生した場合が発生し，格納容器内に水素ガスが蓄積した状況では，格納容器のフランジ部等を通じて水素ガスが原子炉建屋内に漏えいする可能性がある。原子炉建屋内に漏えいした水素ガスは，比重の関係で原子炉建屋オペレーティングフロアまで上昇し，原子炉建屋オペレーティングフロ
アに滞留することが予想される。福島第一原子力発電所事故においても，格納容器から漏えいした水素ガスが原子炉建屋内に蓄積し，原子炉建屋オペレーティ
ングフロアを中心として大規模な水素爆発を起こしている（参考資料 1 参照）。
この事故知見を踏まえて，PAR 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に設置する。

-14-

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2.2.1.2 設計仕様
PAR の基本設計方針に基づき，設計仕様は表 2-4 の通りとする。設計仕様の根拠を次に述べる。
表 2-4 PAR 設計仕様
項目

6 号炉

7 号炉

水素処理容量（PAR 1 個あたり）

0.250 kg/h/個

0.250 kg/h/個

PAR 必要台数

54 台以上54 台以上（設置台数）（56 台）（56 台）（１）水素処理容量（PAR 1 個あたり）の設定根拠①PAR の基本性能評価式
柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉及び 7 号炉においては，設置場所に配慮して，
触媒カートリッジが PAR 1 台につき 11 枚設置される PAR-11 タイプを採用する。メーカによる開発試験を通じて，NIS 社製 PAR の１個あたりの水素処理容
量は，水素濃度，雰囲気圧力，雰囲気温度に対して，以下の式で表される関係にあることを示している。
C DR  A   H 2  100 

1.307



DR
A
CH2
P
T
SF

P
 3600 SF
T･･････････････････（式 1）：水素処理容量（kg/h/個）：定数：PAR 入口水素濃度(vol%)：圧力(10-5Pa)：温度(K)：スケールファクター

スケールファクターSF について，当社は PAR-11 タイプを採用するため，PARには各々11 枚の触媒カートリッジが装荷されるため「11/88」となる。スケール
ファクターの妥当性については「2.2.3 静的触媒式水素再結合器の性能試験について」で示す。

-15-

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これらに以下の条件を想定し，PAR の水素処理容量を算出する。
・水素濃度 CH2
水素ガスの可燃限界濃度 4vol%未満に低減するため，4vol%とする。
・圧力 P
重大事故時の原子炉建屋の圧力は原子炉格納容器からのガスの漏えいにより大気圧より僅かに高くなると考えられるが，保守的に大気圧（1.01325 bar）とする。
・温度 T
保守的に 100℃（373.15 K）とする。
以上により，PAR 1 個あたりの水素処理容量は，0.250 kg/h/個（水素濃度4vol%，大気圧=1.01325 bar，温度 100℃=373.15K）となる。

（２）個数の設定根拠①実機設計における性能評価式
実機設計（PAR の個数を踏まえた設計）においては，反応阻害物質ファク
ターを乗じた式(2)を用いる。反応阻害物質ファクターとは，重大事故時に格納容器内に存在するガス状よう素による PAR の性能低下を考慮したものであり，当社の設計条件においては，保守的に格納容器内設置例での知見に基づいて「0.5」とする。
C DR  A   H 2  100 

1.307



P
 3600 SF  Finhibit  FlowO2
T

DR
A
CH2
P
T
SF
Finhibit
FlowO2････････････（式 2）：水素処理容量（kg/h/個）：定数：PAR 入口水素濃度(vol%)：圧力(10-5Pa)：温度(K)：スケールファクター：反応阻害物質ファクター(-)：低酸素ファクター(-)-16-1)必要個数の計算格納容器からの水素漏えい量を以下のように想定し，これと水素処理量が釣り合うように個数を設定する。なお必要個数の評価に当たっては，静的触媒式水素再結合器の水素処理容量に重大事故時の反応阻害物質ファクターとして 0.5 を乗じた水素処理量を用いる。
・水素の発生量：約 1600 kg
・原子炉格納容器の漏えい率：10%／日・反応阻害物質ファクター

Finhibit＝0.5 （保守的にＰＣＶ内設置例での知見に基づき設定した値）
0.250 kg/h/個 × 0.5
0.125 kg/h/個・水素処理量==・必 要 個 数=（約 1600 kg ×10 %/日）／（24 h/日）／ 0.125 kg/h/個= 53.3 個

これより，PAR の必要台数は 54 台以上を設置台数とする。なお,実際の PAR
設置台数は，余裕を見込み 6 号炉に 56 台，7 号炉に 56 台設置する。

2)原子炉建屋が可燃限界以下になることの確認
基本設計方針が，「格納容器から原子炉建屋内に水素ガスが漏えいする事象
で，原子炉建屋オペレーティングフロアの水素ガス，酸素濃度が可燃性限界以下となる水素処理機能を有すること」であるため，PAR の個数が上記算定結果の 54 個において，原子炉建屋オペレーティングフロアが可燃限界以下である
ことの確認を次の通り実施する。

① 評価方法
原子炉建屋（原子炉建屋オペレーティングフロア）雰囲気の水素濃度等は
図 2-6 に示すモデルにより評価する。モデルでは評価対象の空間内は均一に混合するものとして，質量，エネルギーバランスにより，水素濃度，温度の時間変化を評価する。

-17-

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放熱条件：
放熱面積 Aht (m2)

流入条件：

圧力一定維持のための流出

水素流入量 MIh (kg/s)

図 2-6

原子炉建屋（原子炉建屋オペレーティングフロア）雰囲気の評価モデル②評価条件
・機能が要求される状態
炉心の著しい損傷が発生した場合において，格納容器破損を防止するための重大事故等対処設備により，炉心損傷後であっても格納容器の健全性を維持するための措置を講じている。したがって，格納容器の健全性が維持されることにより，原子炉建屋への気体の漏えい率は格納容器設計漏えい率（0.4%/day）に維持されることになる。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る事象を想定す
る。

-18-

・水素低減性能に関する評価条件
PAR については以下の条件で評価する。
・水素処理容量： 0.250 kg/h/個・個数： 54
本評価に使用するその他の条件を表 2-5 に示す。
表 2-5
分類

評価条件
単位

条件

m3

13310

想定 PCV 漏えい率

%/day

10

PCV 内雰囲気条件

圧力

kPa

721

(固定）

温度

℃

200

水素濃度

vol%

33

酸素濃度

vol%

0

窒素濃度

vol%

21

水蒸気濃度

vol%

46

3

PCV 条件項目
PCV 容積建屋条件

空間容積（評価範囲）

m

42500

(初期条件)

初期温度

℃

40

初期圧力

Pa

101325

初期酸素濃度

vol%

19.47

初期窒素濃度

vol%

73.24

初期水蒸気濃度

vol%

7.29

外気温

℃

40

放熱面積

m

2

5200

熱通過率

W/m2/K

1.36

起動水素濃度vol%1.5

起動酸素濃度

vol%

2.5

-

0.5

放熱条件

PAR 条件反応阻害物質ファクター② 評価結果図 2-7 に原子炉建屋（原子炉建屋オペレーティングフロア）雰囲気の水素濃度の時間変化，図 2-8 に雰囲気温度の時間変化，及び図 2-9 に原子炉建屋（原子炉建屋オペレーティングフロア）からのガスの流出量の時間変化を示す。
PCV からのガスの漏えいにより雰囲気温度が上昇するが，外気への放熱とのバランスにより，雰囲気温度は一時的に約 42℃の一定値に近づく。PCV か-19-

ら漏えいする水素ガスにより，原子炉建屋（原子炉建屋オペレーティングフロア）雰囲気の水素濃度は上昇するが，約 8 時間後に 1.5vol%に到達すると，静的触媒式水素再結合器による水素ガスの再結合処理が開始し，水素ガスの再結合による発熱で雰囲気温度がさらに上昇する。原子炉建屋（原子炉
建屋オペレーティングフロア）からのガスの流出量は，雰囲気温度の上昇率に応じて膨張した気体分だけ増加するが，雰囲気温度が一定値に近づくとともに，PCV からのガスの漏えい量の約 0.04kg/s に近づく結果となっている。
PCV からの漏えいエネルギー，水素ガスの再結合による発熱及び外気への放熱量のバランスにより，雰囲気温度は最終的に約 71℃の一定値に近づく。
一方，PCV からの水素の漏えい量，水素ガスの再結合処理量，及び原子炉建屋（原子炉建屋オペレーティングフロア）からの水素ガスの流出量のバラン
スにより，雰囲気の水素濃度は最終的に約 3.5vol%の一定値に近づく結果となっている。
以上より，静的触媒式水素再結合器 54 台の設置により，本評価条件において原子炉建屋（原子炉建屋オペレーティングフロア）雰囲気の水素濃度を可燃限界である 4vol%未満に低減でき，原子炉建屋の水素爆発を防止することが出来る。

5

濃度 （%）

43

水素濃度(%)

2

1

0
0

24

48

72

時間 （hr）

図 2-7

原子炉建屋（原子炉建屋オペレーティングフロア）水素濃度の時間変化-20-

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図 2-8

原子炉建屋（原子炉建屋オペレーティングフロア）温度の時間変化

図 2-9

原子炉建屋（原子炉建屋オペレーティングフロア）からのガスの流出量の時間変化-21-

（３）PAR の設置位置について
PAR は水素ガスを処理する際の熱でガス温度が上昇するため，PAR 装置で上昇気流が発生する。したがって，原子炉建屋オペレーティングフロアにある程度散らばりをもたせて PAR を配置することで，原子炉建屋オペレーティングフロ
アの水素ガスが自然対流を起こし撹拌され，水素ガスが PAR 全体に行き渡る流れとなる。PAR 配置の散らばりについては，原子炉建屋オペレーティングフロアの壁面に配置しても，中央に配置しても自然対流による撹拌効果により水素ガ
ス濃度に大きな違いは無いことが判っている。また，この撹拌効果を高めるために，PAR の設置高さを全て同じレベルにするのではなく，なるべく上下方向 2 段に分けることが事前評価で確認できている。よって，PAR の設置位置は，PAR 取付作業性も考慮し，原子炉建屋オペレーティングフロア壁面に全数設置することとし，設置スペースを考慮して極力上下方向 2 段に分けて配置する。

（４）PAR 設置の設計フロー以上のことから，PAR の個数を設定し，現場取付作業性を考慮して設置位置を設定するが，最終的にはこの配置で水素処理効果を評価して，「空間水素濃度に偏りがないこと」，「可燃限界以下となること」を確認する。確認の結果，性能要求が満足できない場合は，PAR の配置変更，台数の再検討を行い，再度水素処理効果を評価して設計の妥当性を確認する。これら PAR 設置の設計フローを図2-10 に示す。
図 2-10 で示す「4.台数・配置決定」は，「2.2.1.2 (2)個数の設定根拠」で示
す通り原子炉建屋オペレーティングフロアが可燃限界以下になる PAR 必要台数を決定し，「2.2.1.2 (3)PAR の設置位置について」で示す通り，PAR による気流の撹拌効果及び施工性を踏まえて配置を決定する。しかしながら，この時点では原子炉建屋オペレーティングフロアを１点のモデルとした簡易評価結果による
台数，配置決定であるため「仮決定」という位置づけとなる。これら仮決定結果
をインプット条件とし，流動解析により空間「空間水素濃度に偏りはないか」，「空間水素／酸素濃度は可燃限界未満を維持できるか」を確認し，「4.台数・配置決定」の仮決定結果が妥当であるかを示し，最終決定する設計フローとしている。これら設置位置の妥当性については，「2.2.2 静的触媒式水素再結合器の効果について」で PAR の設置位置をモデル化した解析で示す。
これらの検討の結果，最終決定した 6 号炉の PAR 配置を図 2-11，7 号炉の PAR
配置を図 2-12 に示す。

-22-

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図 2-10PAR 設置の設計フロー-23-

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図 2-116 号炉 PAR 配置（①設置高さ，②台数）-24-

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図 2-127 号炉 PAR 配置（①設置高さ，②台数）

-25-

添付 1
浜岡原子力発電所 4/5 号機で発生した OG 系トラブルについて
浜岡原子力発電所4号機及び5号機で気体廃棄物処理系（以下，OG系という）の水素濃度が上昇する事象が発生したが，推定原因として，製造段階での触媒担体（アルミナ）のベーマイト化及びシロキサンの存在が挙げられており，2つの要因が重畳した結果，OG系の排ガス再結合器触媒の性能低下に至ったものと報告されている。これに対し，PARの触媒は，製造段階でアルミナのベーマ
イト化が大きく進行する可能性が無いことを確認した。このことから，浜岡原
子力発電所4号機，5号機OG系排ガス再結合器で発生したような，触媒の水素処
理性能が大きく低下するような事象が発生することは無いと考える。
以下に，浜岡原子力発電所で起きた事象概要，推定原因，PAR触媒への対応の必要性について示す。
１．浜岡原子力発電所OG系水素濃度上昇事象の概要(1)浜岡原子力発電所5号機の事象（平成20年11月5日発生）
調整運転開始後にOG系で系統内の水素濃度が上昇する事象が確認され，同系統内の希ガスホールドアップ塔A塔にて温度上昇が確認されたため，原子炉を手動停止した。本事象の原因調査と対策検討を実施し，調整運転を再開し，出力一定保持していたところ，OG 系で水素濃度の上昇を示す警報（設定値
2vol%）が点灯し，その後も水素濃度が上昇傾向を示したことから，原子炉を手動停止した。
(2)浜岡原子力発電所4号機の事象（平成21年5月5日発生）
調整運転開始後，出力一定保持していたところ，OG 系で系統内の水素濃度の上昇を示す警報（設定値2vol％）が点灯し，水素濃度が可燃限界（4vol％）を超えたため，原子炉を手動停止した。

２．浜岡原子力発電所OG系水素濃度上昇事象の推定原因
水素濃度上昇の原因となる排ガス再結合器触媒の性能低下に関して，以下の二つの要因が確認された。

-26-

(1)触媒の特性に起因する性能低下
排ガス再結合器触媒の概略製造工程を図(添付1-1)※に示す。平成8年以降，触媒の製造工程の一部を変更しており（原子力発電所向けのみに，触媒中の塩素に起因する系統機器・配管の応力腐食割れ対策として施される触媒の脱塩処
理工程について，温水洗浄の時間を長くした），それにより触媒のアルミナ（酸化アルミニウム；Al2O3）基材の結晶形態に変化が生じ，ベーマイト（水和アルミニウム酸化物；AlO(OH)又はAl2O3・H2O）となる割合が多くなっていることが認められた。また，ベーマイトが多い触媒は，プラントの運転に伴い，アルミナ表面に添着された白金の活性表面積が減少することを確認した（図(添付1-2)※）。
(2)触媒性能阻害物質による性能低下
実機から取り出した触媒の成分を分析した結果，触媒の性能を低下させるシロキサン（有機ケイ素化合物の一つ）が存在していることが認められた。シロ
キサンの発生源を調査した結果，4号機においては平成18年の低圧タービン点
検で，5号機においては平成19年以降に低圧タービン等で使用を始めた液状パッキンに含まれるシロキサンが揮発することで排ガス再結合器に流入する可能性があることが確認された。
また，ベーマイトが多い触媒ほどシロキサンの影響が大きいことや，触媒の温度が上昇するとシロキサン重合物が酸化し，膜が切れ，白金の活性表面積が増加するため，触媒の性能が回復することも確認された（図(添付1-3)※）。

図(添付1-1)

排ガス再結合器触媒の概略製造工程図(添付1-2) ベーマイトが多い触媒における白金の活性表面積の減少イメージ-27-

図(添付1-3) シロキサンによる触媒表面の変化状況（イメージ）※ 図(添付1-1～3)は参照文献(a)より引用。
３．PAR触媒への対応の必要性について
浜岡原子力発電所4号機，5号機OG系排ガス再結合器の触媒の水素処理性能が大きく低下した事象は，アルミナのベーマイト化及びシロキサンの存在という2つの原因が重畳した結果発生した。このことから，2つの原因のうちどちらか
1つの原因が該当しなければ，同様の事象は起きないと考えられ，以下の確認結果から，浜岡原子力発電所4号機，5号機OG系排ガス再結合器で発生したような，触媒の水素処理性能が大きく低下するような事象が発生することは無いと考える。
(1)触媒の比較
浜岡原子力発電所4号機，5号機で使用されているOG系排ガス再結合器の触媒とPARの触媒の比較を表(添付1-1)に示す。触媒の種類は，セラミック触媒と金属触媒で異なっており，触媒貴金属も異なる。OG系排ガス再結合器で使用されている触媒は，ニッケルクロム合金を基材としてその上にアルミナを添着させた板状の担体を用いているのに対し，PARの触媒は，球状アルミナを担体として使用しており，形状も異なる。ただし，触媒の担体であるアルミナについて
は，両者ともにγアルミナを使用している。
表(添付1-1)

PARとOG系排ガス再結合器触媒の比較

項目

PAR

OG系排ガス再結合器

種類

セラミック触媒

金属触媒

触媒貴金属

パラジウム

白金

担体

γアルミナ

γアルミナ（ベーマイト含む）

製造時の温水洗浄の有無

無し

有り

-28-

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(2)触媒の製造プロセスの比較
浜岡原子力発電所OG系の水素濃度上昇事象に対する原因調査において，触媒の特性に起因する性能低下として，以下の知見（アルミナのベーマイト化）が得られている。
・ベーマイトを多く含む触媒については，使用履歴や触媒毒であるシロキサンの影響により，触媒性能が低下しやすい・ベーマイトが多く含まれた要因は，触媒の製造プロセスにおいて，温水洗
浄の時間を長くしていた
浜岡原子力発電所OG系排ガス再結合器の触媒とPARの触媒の製造プロセスの比
較を表(添付1-2)に示す。OG系排ガス再結合器の触媒は，製造プロセスにおいて，応力腐食割れ対策として脱塩素処理のため温水洗浄を施しており，この温水洗浄の時間を長くしたために，ベーマイトに変化する量が増えたと推定されている。通常の触媒では，応力腐食割れ対策を考慮する必要がないことから温水洗浄の工程は必要なく，PARの触媒に関しても，温水洗浄の工程は無い。
このため，製造段階において，PARの触媒担体（アルミナ）のベーマイト化が大きく進行する可能性は無い。
表(添付1-2)触媒

触媒の製造プロセスの比較
製造プロセス

OG系
排ガス
再結合
器

PAR

-29-

(3)触媒の成分分析
上記(2)に記載した理由から，PARの触媒について，アルミナのベーマイト化が大きく進行する可能性は無いが，過去に，NIS社製PARの触媒に対して①X線
回折（XRD）分析，②熱重量分析を実施し，成分分析により触媒中のベーマイトの有無について確認を行っている。成分分析の結果，PARの触媒に有意なベーマイト成分は含まれておらず，アルミナのベーマイト化は進行していなかった。
(4)シロキサンの影響について
浜岡原子力発電所4号機，5号機OG系排ガス再結合器の触媒の水素処理性能が大きく低下した事象の原因の一つとして，有機シリコン系シール材に含まれる
シロキサン（有機ケイ素化合物の一つ）の存在が報告されている。現在，シロキサンの使用は原則禁止しているものの，過去に弁や機器等の点検で使用されていることがわかっている。成分分析の結果より，PARの触媒については，ベーマイトが検出されなかったため，アルミナのベーマイト化及びシロキサンの存在という2つの原因が重畳せず，同様の事象が発生することは無いと考えるが，過去に，シロキサンの触媒性能への影響についても試験を行っている。
試験は，密閉空間内でPAR触媒をシロキサン試薬に曝露し，曝露後の再結合反応による温度上昇時間を確認することにより，水素処理性能への影響を確認しており，シロキサン曝露有無により水素処理性能に有意な差はなかった。このことからPAR触媒はシロキサンによる被毒の影響を受けないことが確認され
る。

-30-

添付 2
静的触媒式水素再結合器の最高使用温度について
1. はじめにPAR の最高使用温度は 300℃に設定している。以下に，その考え方について示す。
2. 最高使用温度の考え方
最高使用温度は，「実用発電用原子炉及びその付属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則」（以下，設置許可基準規則）において次のように定義されている。
第二条 2 項三十九

「最高使用温度」とは，対象とする機器，支持構造物又は炉心支持構造物
がその主たる機能を果たすべき運転状態において生ずる最高の温度以上の温度であって，設計上定めるものをいう。
設置許可基準規則第 53 条（原子炉建屋等の水素爆発防止対策）の基準適合のための設計方針として，原子炉建屋オペレーティングフロアに静的触媒
式水素再結合器を設置する。当社としては，原子炉建屋の水素爆発を防止するために，原子炉建屋オペレーティングフロアを可燃限界以下に抑えることを設計方針としており，水素濃度を 4vol%以下に抑制することが，静的触媒
式水素再結合器の主たる機能である。
よって，静的触媒式水素再結合器は，水素濃度によって温度が異なることが判っているため，主たる機能を果たすべき運転状態の最大水素濃度 4vol%における温度を最高使用温度と定義する。
3.最高使用温度 300℃の設定理由
静的触媒式水素再結合器の設置位置は原子炉建屋オペレーティングフロアであるため，雰囲気温度よりも再結合反応時の静的触媒式水素再結合器自体の温度が高くなる。静的触媒式水素再結合器の強度計算として，ハウジン
グ，取付ボルトの強度を評価するために，最高使用温度として 300℃を設定している。
最高使用温度 300℃の設定については，Sandia National Laboratory(SNL)における試験（参照文献(b)）及び OECD/NEA の THAI Project で行われた試験（参照文献(e),(f),(g)）を参照している。

-31-

3.1 SNL 試験(1)試験概要
NIS 社製 PAR(PAR-11)を用いた SNL 試験の試験装置概要は図(添付 2-1～2)，試
験に用いた PAR を図（添付 2-3）に示す。

図(添付 2-1)

The Surtsey vessel※参照文献(b)より抜粋

図(添付 2-2)

PAR location in the Surtsey vessel※参照文献(b)より抜粋-32-

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図(添付 2-3)

SNL で行われた試験用 PAR 概要(2)試験結果と最高使用温度 300℃の妥当性
本試験の試験結果を図(添付 2-4)に示す。図(添付 2-4)は，試験装置の水素濃度と PAR 出入口の温度差ΔT の関係を示している。この結果を参照すると，水素濃度 4vol%のときの PAR 出入口の温度差は約 160℃であることが確認できる。これを目安として，当社の原子炉建屋オペレーティングフロアの雰囲気を最大で100℃と想定したとしても，水素濃度 4vol%時の PAR 出口温度は 260℃である。
これらの結果と，ハウジング及び取付ボルトの位置を踏まえ，最高使用温度として 300℃と設定することは妥当と考えている。

-33-

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図(添付 2-4)

SNL で行われた試験結果（PAR 温度と水素濃度の関係）

3.2 THAI 試験(1)試験概要
THAI 試験装置を図(添付 2-5)，試験に使用された PAR を図(添付 2-6)，試験条
件を表(添付 2-1)に示す。
表(添付 2-1)：THAI Project での試験条件
試 験番

圧力

温度

水蒸気濃度

酸素濃度

号

-34-

水素注入速度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。

図(添付 2-5)

THAI 試験装置※参照文献(e)より抜粋

図(添付 2-6)試験に使用した NIS PAR※参照文献(e)より抜粋-35-

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(2)試験結果と最高使用温度 300℃の妥当性
水素濃度一定状態での PAR 内部温度，ガス温度の時系列変化が THAI 試験（HR15）にて得られている。試験結果を図(添付 2-7)に示す。

図(添付 2-7)

HR-15 PAR 内部温度，ガス温度の時系列変化※参照文献(e)より抜粋

図(添付 2-7)において 115～130 分頃の時間帯で水素濃度を一定に保っているが，このとき PAR 内部温度，ガス温度は数分程度の時間遅れはあるものの，ほぼ一定値に保たれていることがわかる。また，水素濃度上昇時には反応熱が増加す
るが，各部の熱容量等の影響により温度上昇は遅れ，水素濃度低下時には反応熱は低下するが，各部の放熱速度などの影響により温度低下は遅れる傾向にある
ことが確認できる。
次に，直接，筐体の温度を計測している THAI 試験結果（HR-40）を図(添付 28)，図(添付 2-9)に示す。図(添付 2-8)が水素注入量と水素濃度の時系列，図(添付 2-9)が筐体温度の時系列をあらわしている。

-36-

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図(添付 2-8)

HR-40 水素注入量と水素濃度の時系列※参照文献(g)より抜粋

図(添付 2-9)

HR-40 筐体温度の時系列※参照文献(g)より抜粋-37-

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図(添付 2-8)及び図(添付 2-9)より，106 分から 126 分までの約 20 分間は，水
素濃度は常時 4vol%を超えているが，126 分時点での水素濃度低下時の水素濃度
4vol%における筐体温度は約 295℃であり，最高使用温度 300℃に対して低い値である。よって，HR-15 及び HR-40 の試験結果を踏まえると，水素濃度 4vol%一定状態での筐体温度は 295℃よりも低いと考えられる。また，本試験においてはＰＡＲ入口温度が柏崎刈羽原子力発電所の原子炉建屋オペレーティングフロア
環境条件である 100℃よりも高い(＊1)ことも考慮すると，最高使用温度が保守的であることが確認できる。
＊1：126 分時の PAR 入口温度

-38-

添付 3
PAR 製作誤差による処理能力への影響

PAR は水素ガスと酸素ガスが触媒効果により再結合して水素処理する構造であるため，水素処理性能は，内部を通過する水素量（流量）と触媒自体の性能，
及びガス流れと触媒の接触面積によって決まってくる。PAR の水素処理能力は，開発段階から様々な試験によって確認されているが，現在の PAR の製造メーカ
では開発時から以下に示す製造上の確認項目を原則として変更していない。したがって，表(添付 3-1)に示す仕様や製造方法が共通である開発段階からの様々な試験結果が利用可能であり，様々な試験結果を踏まえて決定された性能評価式に基づく水素処理能力は確保できると考える。

表(添付 3-1)
性能因子

PAR 製造上の確認項目

確認項目

確認方法

触媒カートリッジの寸法，配置・カートリッジ寸法，配置が設計通りであることを確認（＊）

触媒に接触する実効的な流路長さ・封入される触媒重量の確認
・外観上，触媒粒がカートリッジ満杯であることを確認

触媒性能

触媒の品質管理・封入される触媒の粒径，触媒表面積，材料成分の確認

流量

ハウジング形状・ハウジング形状が設計通りである
ことを確認

接触面積

＊：PAR の開発時から，触媒カートリッジの高さ及び，触媒カートリッジの間隔は変更していない。

表(添付 3-1)で示すカートリッジ寸法，配置及びハウジング形状については，設計図で指定された製作誤差範囲であることを確認することにより担保する。触
媒単体及び触媒に接触する実効的な流路長さについては以下の品質管理を行うことで性能を担保する。

-39-

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表(添付 3-2)
対象
１

触媒単体

PAR 製造上の管理値
項目

管理値

触媒直径
触媒表面積
材料確認

２

触媒カートリッジ

外観
総触媒重量（1 枚）触媒の反応性試験の判定基準を満足すること

よって，上記に示す品質管理を行うことで，製造誤差を考慮しても，PAR 設計
仕様の性能に影響を与えないことを確認している。
触媒については、製造メーカが表(添付 3-2)で示す品質管理を行い，これを事業者が記録確認することにより性能を担保している。品質管理については，設計上必要な触媒量が適切に充填されていることを触媒単体の直径，表面積，材料成分で確認するとともに，触媒カートリッジ 1 枚の総触媒重量を確認することで管理を行っている。
また，触媒量が適切に充填されていることが確認できても，その触媒の製作環
境，保管環境により，触媒の酸化（パラジウムの酸化）による機能低下，触媒被毒による機能低下等で触媒の活性が損なわれる可能性があるため，触媒活性を確認するために触媒カートリッジを抜き取りで，触媒製造１ロット分につき１枚以上※を，専用試験装置にかけて水素ガスと酸素ガスの再結合反応をさせたときの温度上昇を確認し，触媒活性を確認する品質管理を行っている。専用試験装
置は添付 4 の図（添付 4-1）,図（添付 4-2）で示す通りであり，触媒カートリッジに水素ガス（3.0vol%）を流し，実際に再結合反応をさせたときの温度が「20分で 10℃上昇すること」又は「30 分で 20℃上昇すること」を判定基準として触媒活性の有無を確認できる試験であり，仮に触媒活性が著しく低下している場
合は 2H2+O2→2H2O の発熱反応が生じない，あるいは発熱反応が低下するため判定基準を満足できない結果となる。よって，本試験を工場製作の最終段階で実施することにより，触媒活性の健全性を確認することができる。
そして，工場出荷後に事業者として触媒活性の健全性を確認するために，PAR
使用開始前に触媒活性の確認を，添付 4 の図（添付 4-1）,図（添付 4-2）に示す
専用試験装置で抜き取りで実施する。触媒カートリッジを検査装置内にセット
後，水素ガス（1.3vol%）を含む試験ガスを供給し，再結合反応による温度上昇-40-

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率（NIS 社による推奨判定値：10℃/20 分もしくは 20℃/30 分）を計測すること
で，性能低下の有無を確認する。なお，工場における性能試験については国外で実施されるため水素濃度 3.0vol%にて試験を行うが，PAR 使用開始前の触媒活性確認は国内で行うため，国内の一般的な水素ボンベ（水素濃度 1.3vol%）を用いて試験を行う。国外の工場試験よりも水素濃度が低い条件であり，水素処理能力が低い（触媒温度上昇が低い）状態で試験を行うことになるが，判定基準は保守的に水素濃度 3.0vol%時と同じ判定値を用い性能管理を行う。
また，使用開始後について，PAR を設置する原子建屋内の雰囲気は空気であり，触媒を化学変化させるような強い酸化剤や酸や塩のようなその他の化学的薬剤もなく，温度は室温であり，PAR に機械的荷重をかけることもないので，雰囲気環境は触媒にとって良好であり，雰囲気環境による触媒活性の低下は無いものと考えている。しかしながら，事業者として触媒活性の低下がないことを確認するために，定期的に添付 4 の図（添付 4-1）,図（添付 4-2）に示す専用試験装置
により抜き取りで触媒活性の健全性を確認する運用とする。測定方法は PAR 使
用開始前の試験と同様に，触媒カートリッジを検査装置内にセット後，水素ガス（1.3vol%）を含む試験ガスを供給し，再結合反応による温度上昇率（NIS 社による推奨判定値：10℃/20 分もしくは 20℃/30 分）を計測することで，性能低下の有無を確認する。
※抜き取り率に対する考え方について工場における触媒性能試験は，触媒製造１ロット分につき１枚のカートリッ
ジを抜き取りで性能確認することで品質確認可能である。触媒粒の製造方法
は，プロセスである。これらのプロセスは触媒粒 1 バッチにつき 1 プロセスで製造される。この製造方法は，触媒粒が均一的に製造されることが確認された方法
であり，触媒製造メーカによる検査，証明書で品質確認された触媒粒は，同じロットで製造されたものについて大きな性能のバラつきはないと考えている。
また，触媒カートリッジを製造する際は，同じロットで製造された触媒粒をランダムに採取し，触媒カートリッジ 1 枚ずつに充填していくことから，同じロットで製造された触媒カートリッジの性能は同様であると考えられるため，触媒性能試験は触媒製造 1 ロット分につき 1 枚の触媒カートリッジを抜き取り確認することで十分である。
なお，PAR 使用開始前の試験及び使用開始後の試験の抜き取り数について
は，検査要領を定める際に適切に設定する。

-41-

添付 4
PAR の検査・点検について
設置段階及び供用開始以降，以下に示す項目を確認することによりPAR性能の維持管理を行うことが可能である。
(1)PARの性能確保に必要な確認項目
PARの水素処理性能は，内部を通過する水素量（流量）と触媒自体の性能，
及びガス流れと触媒の接触面積によって決まってくるため，これらに影響を与える各パラメータについて，検査・点検時に確認することでPAR性能を維持管理できると考える。表(添付4-1)にPARの性能確保に必要となる確認項目と確認方法を示す。
表(添付4-1)
性能因子

接触面積

PARの性能確保に必要となる確認項目

確認項目

確認方法

触媒カートリッジの寸法，配置・カートリッジ寸法，配置が設計通りであることを確認

触媒に接触する実効的な流路長さ・封入される触媒重量の確認
・外観上，触媒粒がカートリッジ満杯であることを確認

・触媒製造時の品質管理
触媒性能
・触媒の劣化
流量

ハウジング形状

・封入される触媒の粒径，触媒表面積の確認・検査装置による水素処理機能検査
・ハウジング形状が設計通りである
ことを確認(2)水素処理機能検査
水素処理機能検査用の検査装置の外観を図(添付 4-1)，系統概略図を図(添付 4-2)に示す。触媒カートリッジを検査装置内にセット後，水素ガスを含む試験ガスを流量 1500l/h 供給し，再結合反応による温度上昇率（NIS 社による推奨判定値：10℃/20 分もしくは 20℃/30 分）を計測することで，性能低下の有無を確認する。この判定値は，PAR 製造メーカの既往の試験，経験を踏まえて，触媒に要求される活性を有すると判断できる基準として設定したものである。このように触媒活性を有することを確認し，併せてハウジング形状が設計通りであることを確認することで，設計で定める水素処理容量が確保できることが確認可能である。

-42-

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図(添付 4-1)

図(添付 4-2)

検査装置外観検査装置系統概略図-43-

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添付 5
水素処理容量に関する説明について
主要仕様である水素処理容量 0.250kg/h/個（水素濃度 4vol%,大気圧,温度100℃）は，PAR 設置環境が大気圧で温度 100℃の条件において，PAR 入口水素濃度が 4vol%の際に，PAR により水素処理できる能力を示している。よって，その条件における PAR 入口水素濃度と出口水素濃度の差から，PAR 1 個あたり0.250kg/h で水素処理できる能力があることを示している。
この値は，NIS 社製 PAR の性能評価式（式 1）に水素濃度 4vol%，大気圧，温度 100℃及びスケールファクター11/88 を入力した際に得られる水素処理容量である。PAR の性能評価式で示す通り，水素処理容量は水素濃度，圧力，温度により変動するため，主要仕様として記載する容量は，表（添付 5-1）に示す理由で設定した環境条件における水素処理容量を定格値として定めている。
C DR  A   H 2  100 

1.307



P
 3600 SF
T

DR
A
CH2
P
T
SF

･･････････････････（式 1）：水素処理容量（kg/h/個）：定数：PAR 入口水素濃度(vol%)：圧力(10-5Pa)：温度(K)：スケールファクター

表（添付 5-1）

容量算出の条件設定理由

項目

設定値

設定理由

水 素 濃 度
(CH2)

4vol%

水素ガスの可燃限界濃度 4vol%未満に抑制することを目的とした設備であるため，水素濃度抑制上限値である 4vol%を設定

圧力（P）

大気圧
(1.01325bar)

重大事故時の原子炉建屋の圧力は原子炉格納容器からのガスの漏えいにより大気圧より僅かに高くなると考えられるが，保守的に大気圧(1.01325 bar)とする。

温度（T）

100℃
（373.15 K）

重大事故時の原子炉建屋環境を踏まえ，保守的に 100℃（373.15K）とする。

-44-

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なお，式 1 で示す性能評価式は， NRC による SNL 試験で妥当性が確認されているものである。SNL 試験の試験装置概要を図（添付 5-1）に示しているが，PAR
入口水素濃度と PAR 出口水素濃度を測定しており，その水素濃度差から水素処
理容量（kg/h/個）を試験データとして得ている。これら試験データをもとに，
式 1 で示す性能評価式の妥当性が確認されている。

図（添付 5-1）

SNL で行われた試験の計測位置＜基本式入力値＞

-45-

添付 6
PAR 周辺機器に対する悪影響防止について
PAR は水素処理が始まると触媒温度が上昇するため，PAR の温度上昇が周辺機器に影響を与えないための PAR 設置方針を検討した。PAR の温度上昇が周辺機器に影響を与える評価項目としては「①PAR ハウジングからの熱輻射による熱影響評価」と「②PAR 排気ガスによる熱影響評価」があり，それらの検討結果を以下に示す。
① PAR ハウジングからの熱輻射による熱影響評価
PAR ハウジングが最高使用温度である 300℃の状況で，ハウジングからの熱輻射による温度と距離の関係を評価した結果を図（添付 6-1）に示す。
温度は，原子炉建屋オペレーティングフロアの対流熱伝達率により結果が異なる。対流熱伝達率 h は，ユルゲスの式より気流速度 v≦5m/s の場合には
h=5.6+4.0v で示される。原子炉建屋オペレーティングフロアの気流速度は，
図 2-32 で示す流速ベクトル（最大値 0.58m/s）を踏まえて，v=0～1.5m/s と仮定しユルゲスの式に代入すると，h=5.6～11.6 W/m2K となる。したがって対流熱伝達率は 5.6W/m2K 及び 11.6W/m2K の２ケースで評価を行った。
評価の結果から，周囲機器の温度が 100℃となるのは，対流熱伝達率が5.6W/m2K の場合は 0.77m，対流熱伝達率が 11.6W/m2K の場合は 0.50m であり，PAR より 1m 離すことで熱影響は 100℃以下となる。

図（添付 6-1）

PAR 熱輻射による温度影響と距離の関係について-46-

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② PAR 排気ガスによる熱影響評価
PAR の排気口については，再結合による熱量によって暖められた空気の放出による熱影響を考える必要がある。排気口からの距離に対する排気温度変化として，THAI 試験の HR-40 テスト時のデータを参考とする。図（添付 62）に HR-40 テスト時の水素濃度を示したグラフを示す。今回，温度データを参考とする条件として，図（添付 6-3～5）の青枠で示す測定点を選択する。

図（添付 6-2）

図（添付 6-3）

HR-40 テスト時の水素濃度

THAI 試験温度測定点（その１）-47-

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図（添付 6-4）

THAI 試験温度測定点（その２）-48-

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図（添付 6-5）

THAI 試験温度測定点（その３）-49-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。

表（添付 6-1）

HR-40 テストにおける水素濃度 4vol%の場合の各点の測定温度表（添付 6-1）より，126.4 分の場合についてみると，ハウジング上部の測
定点 364（チムニー出口からの距離約 985mm）において温度が 145℃程度となっている。その周囲の測定点（360,831,833）の温度もほぼ同様の温度になっており，チムニー出口温度（811,812）が 290℃程度であることを考慮すると，排気口から 1m 程度離れれば温度が 150℃程度低下していることがわかる。THAI試験条件と柏崎刈羽原子力発電所原子炉建屋オペレーティングフロアにおける条件は異なるため，一概に同様の温度低下となるとは言えないが，原子炉建屋
オペレーティングフロア条件の方が雰囲気温度が低いことを考慮すると，PAR-50-

排気口から数メートル離れれば排気による熱影響は十分に小さくなると考えられる。
上記①，②の結果から，PAR 配置検討にあたっては以下を考慮することとしている。
＜PAR 周辺機器への熱影響防止の方針＞
・PAR 周囲（排気口方面を除く）に，熱影響により安全機能を損なう設備がな
いことを，熱影響評価結果を踏まえて確認する。
・PAR 排気口方面には，高温ガスが流れることから，付近に安全機能を損なう設備がないことを確認する。

以上の方針から，原子炉建屋オペレーティングフロアに設置する重大事故等対処設備については PAR による熱的な悪影響がないことを確認する方針としている。水素濃度監視設備については，原子炉建屋オペレーティングフロア天井付近に設置しており，PAR 設置位置から 10m 以上離れているため，PAR の温度上昇による水素濃度監視機能への悪影響はない。

-51-

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2.2.2 静的触媒式水素再結合器の効果について
2.2.1 に基づき設置した PAR の効果について，7 号炉を代表に解析コードを用いて確認した結果を示す。
2.2.2.1 解析コード，解析モデル
解析コードは，汎用熱流動解析コード GOTHIC(Ver.7.2a)を使用する。

-52-

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図 2-13７号炉原子炉建屋の GOTHIC 解析モデル

表 2-6

格納容器内ガス漏えい想定箇所

漏えいフロア

漏えい箇所

4階

原子炉格納容器トップヘッドフランジ

2階

上部ドライウェル機器搬入用ハッチ
上部ドライウェル所員用エアロック
ISI 用ハッチ

地下 1 階S/C 出入口

地下 2 階下部ドライウェル機器搬入用ハッチ
下部ドライウェル所員用エアロック-53-

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図 2-14７号炉原子炉建屋オペレーティングフロアのサブボリューム分割イメージ-54-

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図 2-157 号炉 PAR 設置サブボリューム番号と PAR 入口・出口の関係-55-

2.2.2.2 解析条件
（１）PCV 漏えい条件
PCV から原子炉建屋への漏えい条件として，「①有効性評価代表シナリ
オ包絡条件」，「②設計条件」，「③循環冷却シナリオ包絡条件」のいずれかを用いる。
① 有効性評価代表シナリオ包絡条件
PCV からの漏えい条件を表 2-7 に示す。漏えいするガスの圧力，温度，ガス組成（水蒸気分率，水素分率，窒素分率）は，格納容器破損防止対策の有効性評価（ベント時刻変更後）の MAAP 解析結果である図
2-16，図 2-17，図 2-18（図中でのベント時刻の包絡条件は 48 時間）から決定した。
圧力は，PCV ベント想定時刻（38 時間）までは格納容器限界圧力（620kPa[g]），PCV ベント想定時刻以降は，格納容器最高使用圧力×0.5（155kPa[g]）を想定する。
温度は，PCV ベント想定時刻までは，格納容器限界温度（200℃），
PCV ベント想定時刻以降は，格納容器最高使用温度（171℃）を想定する。
ガス組成について，PCV ベント想定時刻までは，保守的に②設計条件と同じとし，PCV ベント想定時刻以降は，PCV 内は全て蒸気と仮定し，蒸気のみの漏えいが継続するものとする。
PCV ベント想定時刻までの格納容器漏えい率は，上記の圧力，温度，
ガス組成を用いて AEC の式より算出した値に対し，マージンを加えて
1.5%/day とする。PCV ベント想定時刻以降は，AEC の式より算出した
0.5%/day とする。
② 設計条件PCV からの漏えい条件を表 2-8 に示す。PCV ベントは想定せず，また，PCV 漏えい率 10%/day が一定で漏えいする保守的な条件を設定する。
③ 循環冷却シナリオ包絡条件
PCV からの漏えい条件を表 2-9 に示す。漏えいするガスの圧力，温度，ガス組成（水蒸気分率，水素分率，窒素分率）は，格納容器破損防止対策の有効性評価シナリオに対して代替循環冷却ラインを用いた-56-

除熱を考慮した場合の MAAP 解析結果である図 2-19，図 2-20，図 221，図 2-22 から決定した。
圧力は，24 時間までは格納容器限界圧力（620kPa[g]）とし，その後は段階的に 465kPa[g]，格納容器最高使用圧力 310kPa[g]と低下することを想定する。
温度は，84 時間までは格納容器限界温度（200℃）とし，その後は格
納容器最高使用温度（171℃）に低下することを想定する。
ガス組成については，水素濃度を MAAP 結果包絡値で一定とし，窒素濃度を事象発生前の全量が PCV 内に残っていると仮定して算出し，残りを全て水蒸気とする。
格納容器漏えい率は，上記の圧力，温度，ガス組成を用いて AEC の式より算出した値を包絡する値である 1.5%/day（0～24 時間），
1.0%/day（24～84 時間），0.75%/day（84 時間以降）とする。

（２）漏えい箇所
漏えい箇所として，4 階（原子炉建屋オペレーティングフロア）のみ
から漏えいする条件と，4 階，2 階，地下 1 階，地下 2 階の各フロアから表 2-10 に示す割合で漏えいする条件の 2 条件とする。表 2-10 で示す
割合とは，リークポテンシャルであるフランジ部，エアロックの開口部
周長の割合を示している。これら 2 条件の全漏えい量は同じとする。

-57-

表 2-7

PCV からの漏えい条件（有効性評価代表シナリオ包絡条件）

0.8

ドライウェル

格納容器限界圧力（620kPa）

サプレッション・チェンバ

格納容器内圧力(ＭＰａ[gage])

0.6

評価条件

0.4

0.2
格納容器最高使用圧力×0.5（155kPa）

0.0
0

24

48

72

96

120

事故後の時間(h)図 2-16

PCV 圧力（格納容器過圧・過温シナリオ）

-58-

144

168

300

ドライウェルサプレッション・チェンバ
評価条件
格納容器限界温度（200℃）

格納容器内温度(℃)

200

格納容器最高使用温度（171℃）

100

0

0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)図 2-17

PCV 温度（格納容器過圧・過温シナリオ）

1.0
0.9
0.8

モル分率(－)

0.7

蒸気モル分率
水素モル分率0.6

窒素モル分率0.5
評価条件
0.4（0.33）
0.3
0.2
0.1（0.00）
0.0
0

24

48

72

96

120

144

事故後の時間(h)図 2-18

PCV ガス組成（格納容器過圧・過温シナリオ）

-59-

168

表 2-8表 2-9

PCV からの漏えい条件（設計条件）

PCV からの漏えい条件（循環冷却シナリオ包絡条件）

-60-

0.8

循環冷却D/W圧力
循環冷却S/C圧力評価条件

格納容器内圧力(ＭＰａ[gage])

0.6

0.4

0.2

0.0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(ｈ)図 2-19PCV 圧力（循環冷却シナリオ）

300

循環冷却D/W温度
循環冷却S/C温度
評価条件

格納容器内温度(℃)

200

100

0
0

24

48

72

96

120

事故後の時間(ｈ)図 2-20PCV 温度（循環冷却シナリオ）

-61-

144

168

1.0

0.9
循環冷却D/W蒸気モル分率0.8

循環冷却D/W水素モル分率0.7

循環冷却D/W窒素モル分率
評価条件

モル分率(－)

0.6

0.5

0.4

0.3

0.2

0.1

0.0
0

24

48

72

96

120

144

168

事故後の時間(h)図 2-21

PCV（D/W）ガス組成（循環冷却シナリオ）

1.0

0.9
循環冷却S/C蒸気モル分率0.8
循環冷却S/C水素モル分率
循環冷却S/C窒素モル分率0.7

モル分率(－)

評価条件
0.6

0.5

0.4

0.3

0.2

0.1

0.0
0

24

48

72

96

120

144

事故後の時間(h)図 2-22

PCV（S/C）ガス組成（循環冷却シナリオ）

-62-

168

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表 2-10水素漏えい量の分配条件-63-

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（３）PAR 解析条件
PAR の解析条件を表 2-11 に纏める。
表 2-11No
1PAR の解析条件

項目
PAR の性能(NIS 製 PAR-11)(1)水素処理容量 DR

説明
1.307

C 
DR  A   H 2  100 

入力値P
 3600 SF
T

DR :水素処理容量（kg/h/個）A：定数CH2 ：PAR 入口水素濃度（vol%）P：圧力(10-5Pa)
T：温度(K)
SF ：スケールファクター(2)反応阻害
ファクターFinhibit

プラント通常運転中及び事故時の劣化余裕を考慮する。

(3)低酸素ファクターFlowO2

低酸素ファクターは以下の通りとする。ただし 1 以上の場合は全て 1，0 未満の場合は全て 0 とする。

－

0.5
（事故初期より
一定）

－
3

2

C 
C 
C 
FlowO2  0.7421 O 2   0.6090 O 2   0.7046 O 2   0.026
CC H2 
 H2 
 CH 2 

C02 ：酸素濃度(vol%)(4)起動水素濃度 CH2on

国内試験で起動が確認されている範囲に余裕を見た値として 1.5vol%※とする。感度解析のため 1.0vol%の条件でも実施する。

1.5vol%又は
1.0vol%(5)起動酸素濃度 CO2on

同上

2.5vol%(6)起動遅れ

考慮しない

－

2

PAR 個数（1 ノード）

56 個：実際の設置個数

56 個

3

PAR 設置位置

サブボリューム分割モデルに使用。
PAR 取付位置図より該当するノード内に設置する。

－※時間遅れ（保守的な条件）を考慮した場合の反応熱による温度影響
反応開始を想定している水素濃度 1.5vol%到達以前の発熱量がある場合，この発熱量は水素の再結合が生じた結果であり，起動の時間遅れを無視して水素濃度上昇開始時に水素ガスの処理が開始するものとす
れば，水素濃度は低めに推移するものと考えられる。ただし，水素濃度変化は水素ガスの漏えい量と PARの処理量がバランスする濃度に向かって漸近してゆくため，反応開始後の水素濃度のトレンドや最大濃度には反応開始のタイミングの影響は小さいと考えられる。PAR 自体の処理量の観点からは，反応開始時のPAR 内部の温度上昇は内部のガスの浮力を増加させて吸入ガス量を増加させるので，当初は処理量が増加する側に働くが，吸入ガス量の増加に伴って PAR 内部も冷却されるため，時間遅れを伴って定常状態の処
理量に漸近するので，反応開始時の反応熱の水素処理量への影響は小さい。

-64-

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（４）その他解析条件
表 2-12 に原子炉建屋の条件，圧力境界条件，流出条件，及び放熱条件を示す。
表 2-12 解析条件
No1

項目
原子炉建屋の条件(1) 圧力（初期条件）

大気圧条件(2) 温度（初期条件）

40℃(3) 組成（初期条件）

相対湿度 70%の空気(4) 空間容積（固定）(5)ハッチ開口面積（固定）

2

3
4

解析条件

圧力境界条件(1) 圧力（固定）(2) 温度（固定）(3) 酸素濃度（固定）(4) 窒素濃度（固定）
流出条件
(1)位置
放熱条件
(1) 内壁熱伝達率（原子炉建屋燃料取替床－壁面）(2) 壁厚さ（固定）(3) 壁内熱伝導率（固定）(4) 壁の比熱（固定）(5) 壁の密度（固定）(6) 外壁熱伝達率（壁面－外気）(7) 外気温（固定）(8) 放熱面積（固定）4 階：36100m3
3 階：3400m3
2 階：2200m3
1 階：3900m3
地下 1 階：1200m3
地下 2 階：7100m3
地下 3 階：6100m3
4 階-3 階：44.5m2
3 階-2 階：60.6m2
2 階-1 階：57.5m2
1 階-地下 1 階：11.02m2
地下 1 階-地下 2 階：7.25m2
地下 2 階-地下 3 階：4.05m2

101.325kPa
40℃
21vol%
79vol%
4階

備考

原子炉建屋オペレーティングフロア(4階)の容積は，低減率 0.85 とする。
（躯体分，機器配管分を差し引いた値）
原子炉建屋オペレーティングフロア以外の容積は，二次格納施設内の区画の床面積×高さにより算出

原子炉建屋のハッチ寸法より算出

大気圧
乾燥空気の組成
同上
原子炉建屋の気密性を考慮し設定

凝縮熱伝達及び自然対流熱伝
達を考慮
下部壁：
mm
上部壁：
mm
天井：
mm
1.5W/m/K
1kJ/kg/K
2400kg/m3
5W/m2/K
40℃
下部壁：514.8m2
上部壁：2281.6m2
天井：2360.16m2-65-

コンクリートの物性
同上
同上
原子炉建屋の外壁面における自然対流
熱伝達率を想定2.2.2.3 解析結果
2.2.2.2 で示した解析条件の組み合わせから，表 2-13 に示す４ケースを選定
し，解析を行った。なお，ケース１については，感度解析として PAR 反応開始
水素濃度を 1.0vol%とした場合の解析も実施した。
表 2-13
ケース１

ケース２

ケース３

ケース４

（漏えい箇所として（漏えい箇所として

設計裕度の確認

代替循環冷却ライ

オペフロのみを想オペフロと下層階をン使用時の影響確

定）

想定）

認

モデル
シナリオ

漏えい箇所
格納容器漏えい率PAR 反応開始濃度

解析ケース

原子炉建屋

全階を模擬したモデル

有効性評価シナリオ

シナリオレス

循環冷却シナリオ(PCV 過圧・過温）(保守的評価）(PCV 過圧・過温)

オペフロのみオペフロ＋下層階

オペフロのみオペフロ＋下層階

1.5%/day

1.5%/day

10%/day

1.5%/day（AEC 式:約 1.0%）（AEC 式:約 1.0%）

1.0vol% & 1.5vol%1.5vol%1.5vol%1.5vol%※表中のオペフロは原子炉建屋オペレーティングフロアを示す。
これらの解析ケースは以下の観点で選定を行った。
ケース１：2.2.1.1 において PAR の設計における必要条件とした格納容器
過圧・過温破損シナリオにおいて，原子炉建屋オペレーティン
グフロアの水素濃度を可燃限界未満に抑制できることを確認する。
ケース２：ケース１と同様のシナリオにおいて，原子炉建屋オペレーティ
ングフロアのみに PAR を設置することが妥当であることを確認する。
ケース３：ケース１・２のシナリオを超え，PAR の設計条件に相当する水素発生量・格納容器漏えい率となった場合には，格納容器からの異常な漏えいが発生している状態であることから，格納容器
ベントを実施することが基本的な戦略となる。このような対応を行うための十分な時間を確保できることを確認する。
ケース４：新たに導入を決定した代替循環冷却ライン使用時の原子炉建屋
水素濃度に対する影響を確認する。

-66-

（１）ケース１－１
有効性評価代表シナリオ（格納容器過圧・過温シナリオ）における PAR の効果を確認するため，漏えい箇所を原子炉建屋オペレーティングフロア（4階）のみとして，より多くの水素ガスが PAR 設置エリアに直接到達する条件とした場合の水素濃度の時間変化を評価した。解析結果を図 2-23，図 2-24に示す。

図 2-23

ケース１－１

水素濃度の時間変化（原子炉建屋全域）

図 2-24 ケース１－１ 水素濃度の時間変化（原子炉建屋オペレーティングフロア）（サブボリューム別）
本ケースにおいては，水素濃度が PAR 反応開始濃度に到達する前に PCV ベ
ント時刻となったため，PAR が起動しないまま事象収束となった。

-67-

（２）ケース１－２
ケース１－１において PAR が起動しなかったことから，感度解析として
PAR 反応開始水素濃度を 1.0vol%に変更して，水素濃度の時間変化を評価した。解析結果を図 2-25，図 2-26 に示す。

図 2-25

ケース１－２水素濃度の時間変化（原子炉建屋全域）

図 2-26 ケース１－２ 水素濃度の時間変化（原子炉建屋オペレーティングフロア）（サブボリューム別）
本ケースにおいては，水素濃度が 1.0vol%に到達した時点で PAR による水素処理が開始されることにより，原子炉建屋内の水素濃度上昇が抑制され，可燃限界に至ることなく事象収束することを確認できた。

-68-

（３）ケース２
下層階にて水素ガスが漏えいした場合の建屋内挙動を確認するため，ケー
ス１－１において漏えい箇所を原子炉建屋オペレーティングフロア（4 階）及び下層階（2 階，地下 1 階，地下 2 階）に変更して，水素濃度の時間変化を評価した。解析結果を図 2-27，図 2-28 に示す。

図 2-27

ケース２

水素濃度の時間変化（原子炉建屋全域）

図 2-28 ケース２ 水素濃度の時間変化（原子炉建屋オペレーティングフロア）（サブボリューム別）-69-

図 2-28 から，下層階にて水素ガスが漏えいした場合においても，大物搬入口領域及び地下ハッチ領域を通じて原子炉建屋全域で水素濃度が均一化されることを確認できた。
なお，本解析においては原子炉建屋オペレーティングフロア以外の階を１ノードとして設定しているが，下層階の小部屋にて水素漏えいが発生した場合においても，当該区画は通路部又は原子炉建屋オペレーティングフロアとダクト等にて繋がっていることを確認しており，時間遅れは発生しうるものの，本解析と同様の挙動を示すものと考える。

-70-

（４）ケース３
設計裕度の確認を行うため，有効性評価シナリオに対して十分保守的に設定した仮想的な条件である PAR 設計値（水素発生量 AFC100%相当及び格納容器漏えい率 10%/day）を用いて評価した水素ガスが全量 PAR 設置エリアである原子炉建屋オペレーティングフロア（4 階）のみから漏えいするとして，水素濃度の時間変化を評価した。解析結果を図 2-29，図 2-30 に示す。
PAR によって確保できる対応時間（100 時間程度）（対応例）PCV ベント実施

PCV ベント
未実施の場合PAR がない場合

図 2-29 ケース３ 水素濃度の時間変化（原子炉建屋オペレーティングフロア）

図 2-30 ケース３ 水素濃度の時間変化（原子炉建屋オペレーティングフロア）（格納容器ベント実施ケース，サブボリューム別）-71-

図 2-29，図 2-30 から，設計条件の水素発生量に対して PAR による水素処理が効果を発揮し，原子炉建屋内の水素濃度上昇が抑制され，可燃限界に至ることなく事象収束することを確認できた。また，図 2-29 に示したとおり，
PAR の設置によって水素濃度が 4vol%に到達するまでの時間は 100 時間程度延
びていることから，設備の復旧や対応手段の検討を実施する時間を確保できることも確認できた。10%/day という格納容器漏えい率は格納容器からの異常な漏えいが発生している状態を意味しているため，例えば，この時間の中で格納容器からの異常な漏えいによる格納容器ベントを行うことで，水素濃度を低減させることが可能である。格納容器からの異常な漏えいによる格納容器ベント操作の概要を図 2-31 に示す。

事故発生

炉心損傷確認

格納容器内水素濃度上昇確認

原子炉建屋への漏えい確認

原子炉建屋水素濃度｢【3%以上】｣（原子炉建屋オペレーティングフロアの天井付近の水素濃度
andPAR出入口温度差｢【100℃以上】｣

原子炉への注水流量不足により炉心損傷に至ることを以下の計器により確認する。
・格納容器内雰囲気放射線モニタ
・原子炉圧力容器表面温度

炉心損傷後にジルコニウム－水反応による水素ガス発
生を以下の計器により確認する。
・格納容器内水素濃度
格納容器圧力上昇に伴い原子炉建屋への漏えいを以下の計器により確認する。
・原子炉建屋水素濃度（原子炉建屋オペレーティングフロアの天井付近の水素濃度及び原子炉建屋オペレーティング
フロア以外のエリアの水素濃度）
・PAR出入口温度（静的触媒式水素再結合器動作監視装置）
・原子炉建屋内各種放射線モニタ

格納容器の設計漏えい率を超えて水素濃度が上昇していること，およびPARによる水素処理が確実に行われていることをPAR出入口温度差により確認し，格納容器からの異常な漏えいによる格納容器ベント判断を実施する。

格納容器からの異常な漏えいによる格納容器ベント実施

図 2-31

格納容器からの異常な漏えいによる格納容器ベント操作概要

なお，図 2-29 の格納容器ベント未実施ケースにおいて，事象発生後 120 時間程度から原子炉建屋オペレーティングフロアで水素濃度の上昇が発生しているが，これは大量に発生した水素ガスを処理し続けた結果，酸素が欠乏し-72-

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たことにより，PAR の反応開始酸素濃度を下回ってしまい，PAR による水素処理が停止したことで起こっているものである。この状態においても酸素濃度が可燃限界未満であることから，水素燃焼が発生することはない。
また，本ケースにおいては，原子炉建屋オペレーティングフロア内全域で水素ガスが攪拌され，フロア全域で水素処理が行われていることを確認する
ため，流速ベクトルを評価した。解析結果を図 2-32 に示す。

図 2-32

ケース３

原子炉建屋オペレーティングフロア流速ベクトル

図 2-32 から，PAR による水素処理によって上昇流が発生し，原子炉建屋オペ
レーティングフロア内全域が攪拌されることを確認できた。

-73-

（５）ケース４
代替循環冷却ライン使用時の影響確認を行うため，ケース２の評価シナリ
オを循環冷却シナリオに変更して，水素濃度の時間変化を評価した。解析結果を図 2-33，図 2-34 に示す。

図 2-33

図 2-34ケース４

ケース４水素濃度の時間変化（原子炉建屋全域）

水素濃度の時間変化（原子炉建屋オペレーティングフロア）（サブボリューム別）

本ケースにおいても，水素濃度が 1.5vol%に到達した時点で PAR による水素処理が開始されることにより，原子炉建屋内の水素濃度上昇が抑制され，可燃限界に至ることなく事象収束することを確認できた。

-74-

添付 7
原子炉建屋オペレーティングフロア大物搬入口ハッチの構造について

柏崎刈羽原子力発電所6号炉及び7号炉の原子炉建屋オペレーティングフロ
ア大物搬入口用ハッチカバーは，4分割伸縮折畳式ハッチカバーである。代表
で6号炉のハッチカバーの外観を図(添付7-1)，構造を図(添付7-3)に示す。ハッチカバーは片側からワイヤーで引っ張ることで開動作，緩めることで閉動作する構造であり，開状態においてはストッパーピンを入れておくことで意図しない閉動作を防止する構造になっている。なお，今後は地震動によるワイヤーの切断，ストッパーピンの破断がおきた場合においても，原子炉建屋
オペレーティングフロア大物搬入口ハッチの開状態を維持できるよう，ハッチカバーの固縛，あるいはその他開状態維持可能な措置を講じることとする。固縛の例を図（添付7-2）に示しているが，詳細評価を行った上で最終的な耐震性確保のための措置を決定する。
なお，原子炉建屋オペレーティングフロア大物搬入口ハッチは「実用発電用原子炉の設置，運転に関する規則」別表第一で示す「7 原子炉格納施設」の「工事計画の認可を要するもの」及び「工事計画の事前届出を要するもの」に該当する設備ではないことから，工事計画手続きの対象設備には該当しない。ただし，原子炉建屋オペレーティングフロア大物搬入口ハッチが地震により閉動作しないことの評価結果の説明については，工事計画書添付資料の「原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する説明書」にて記載する。

＜原子炉建屋オペレーティングフロア大物搬入口ハッチの設計方針＞
炉心の著しい損傷が発生した場合に原子炉格納容器から漏えいした水素ガスを原子炉建屋オペレーティングフロアに導くために，通常運転時は原子炉建屋オ
ペレーティングフロア大物搬入口ハッチを開状態に維持することとする。なお，地震によりハッチが閉動作することを防止するため，地震力を受けても開状態を維持できるものとし，必要に応じてハッチカバーの固縛，あるいはその他開状態維持可能な措置を講じることとする。

-75-

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図(添付7-1)

ハッチカバー外観
固縛（例）

ワイヤー

巻取装置

図（添付7-2）

ハッチカバー固縛例水素処理容量に関する説明について-76-

図(添付 7-3)

ハッチカバー構造図

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-77-

添付 8
原子炉建屋内における成層化について
2.2.2.3（４）において，PAR による水素処理によって上昇流が発生し，原子炉建屋オペレーティングフロア内全域が攪拌されることを確認しているが，格納容器からの漏えい量が小さい場合に PAR 起動前の対流が発生せず，原子炉建屋オペレーティングフロア内で成層化することがないか確認を行うため，格納容器漏えい率を設計漏えい率である 0.4%/day（一定）とした場合の評価を
GOTHIC にて実施した。格納容器漏えい率以外の条件は 2.2.2.3（４）と同様である。水素濃度の解析結果を図(添付 8-1)に示す。

図(添付 8-1)

水素濃度の時間変化（原子炉建屋オペレーティングフロア）（サブボリューム別）

図(添付 8-1)から，PAR 起動前においてもサブボリューム毎の水素濃度の差はほとんどなく，漏えい量を設計漏えい率相当まで小さくした場合でも成層化は起こらないことを確認できた。このことから，原子炉建屋オペレーティング
フロア内での対流は，漏えいガスの運動に起因した流動ではなく，高温ガスが流入することで発生する温度差による対流が支配的であると推定できる。
したがって，格納容器から漏えいするガスが高温である限り対流は発生し，成層化は起こらないと考える。

-78-

それでもなお，仮に成層化が発生してしまった場合には，PAR を設置していない原子炉建屋オペレーティングフロア天井部にて水素濃度が上昇するものと考えられることから，水素濃度監視設備及び PAR 動作監視装置にて発生の可能性を判断する。天井部に設置した水素濃度監視設備における水素濃度が PAR 起
動確認濃度 1.5vol%を上回っているにも関わらず，PAR 動作監視装置にて PARの動作を確認できない場合には，天井部付近の水素ガスが PAR 設置位置まで到達していないこととなるため，成層化が発生している可能性があると判断できる。
成層化が発生している可能性があると判断した場合の対応としては，水素発生源を断つための格納容器ベント操作，外気を取り込み対流の発生を促すための大物搬入口等の原子炉建屋 1 階外扉の開放操作，水素ガスを排出するための自主設備である原子炉建屋トップベント（図(添付 8-2)参照）の開放操作が挙げられる。
格納容器ベント操作については，格納容器の圧力・温度が最高使用圧力（310kPa[g]）・最高使用温度（171℃）を上回っており，かつ水素濃度監視設
備において水素濃度の上昇傾向を捉えた段階で，格納容器の閉じ込め機能の劣化兆候を示していると考えられることから，遅滞なく準備を実施し，成層化が発生している可能性があると判断した段階においては速やかに行うこととなる。
一方，外扉開放操作及び原子炉建屋トップベント開放操作については，原子炉建屋の閉じ込め機能を損なう対応でもあることから，水素濃度の時間変化や炉心・格納容器の冷却状況を各種パラメータによって確認しつつ，各対策の準備状況や津波襲来の可能性等の外部条件を踏まえて行うこととなる。
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，可能な限り使用しない。系統内の気体温度が水素着火温度である約 500℃になることは考えられないが，福島第一原子力発電所事故における水素爆発も雰囲気温度
が約 500℃になって起こったとは考えられない。福島第一原子力発電所事故では，不燃限界濃度を超える水素ガスが存在する環境であったと想定され，機器の動作時などの金属摩擦や貴金属の触媒作用，静電気の放電，電気設備・機器からの漏電等の要因で着火した可能性が高いと考えられる。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，電動の動的機器であるファンを用い-79-

ることから，上述の通り，成層化対応中の水素爆発のリスクがあると判断している。

図(添付 8-2)

原子炉建屋トップベント

-80-

添付 9
格納容器頂部注水系の効果を考慮した水素挙動について
2.2.2.3（３）において，下層階にて水素ガスが漏えいした場合の建屋内挙動を確認したが，2.4 に示す自主対策設備である格納容器頂部注水系の効果等
により原子炉建屋オペレーティングフロアに直接水素ガスが漏えいしなくなった場合の建屋内挙動を確認するため，漏えい箇所を下層階（2 階，地下 1 階，
地下 2 階）のみとし，PCV 主フランジを除く周長割合で全漏えい量を分配した
場合の評価を GOTHIC にて実施した。漏えい箇所以外の条件は 2.2.2.3（３）と同様である。水素濃度の解析結果を図(添付 9-1)に示す。

図(添付 9-1)

水素濃度の時間変化（原子炉建屋全域）

図(添付 9-1)から，下層階のみから水素ガスが漏えいした場合においても，
大物搬入口領域及び地下ハッチ領域を通じて原子炉建屋全域で水素濃度が均一化され，原子炉建屋オペレーティングフロア（4 階）まで水素ガスが到達することを確認できた。

-81-さらに，格納容器頂部注水系の効果により，ウェルに溜まった水が蒸発し，原子炉建屋オペレーティングフロア（4 階）に水蒸気が追加で流入した場合の水素挙動の影響を確認するため，格納容器頂部注水系の機能を期待できる 12
時間後から原子炉ウェルの水が蒸発し，原子炉建屋オペレーティングフロア（4 階）に水蒸気が流入するとした場合の評価を GOTHIC にて実施した。水蒸気
追加流入以外の条件は図(添付 9-1)に示した解析と同様である。水素濃度の解析結果を図(添付 9-2)に示す。

図(添付 9-2)

水素濃度の時間変化（原子炉建屋全域，原子炉ウェル蒸発）図(添付 9-2)から，原子炉ウェルの水が蒸発して水蒸気の追加流入が発生した場合においては，原子炉建屋オペレーティングフロア（4 階）への水素流入は緩やかになるものの，大物搬入口領域及び地下ハッチ領域を通じて原子炉建
屋 3 階以下で水素濃度が均一化される効果と相まって，可燃限界に至ることはないことを確認できた。
ただし，上述の通り原子炉建屋オペレーティングフロア（4 階）への水素流入を緩やかにする効果があることを確認できたため，自主対策設備である格納容器頂部注水系の運用については，この効果を加味して改善していく予定であ
る。

-82-

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添付 10
6 号炉の GOTHIC 解析による水素濃度評価
１．解析コード，解析モデル
解析コードは，汎用熱流動解析コード GOTHIC（Ver.7.2a）を使用する。解析モデルの基本的な考えは 7 号炉と同じであり，6 号炉の建屋寸法，PAR 配置を考慮して図（添付 10-1），図（添付 10-2）及び図（添付 10-3）で示すモデルで解析を実施した。

図（添付 10-1）

6 号炉原子炉建屋の GOTHIC 解析モデル-83-

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図（添付 10-2）

6 号炉原子炉建屋オペレーティングフロアのサブボリューム分割-84-

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図（添付 10-3）

6 号炉 PAR 設置サブボリューム番号と PAR 入口・出口の関係-85-２．解析条件，解析ケース
解析条件については，6 号炉固有の建屋寸法等により決定するものを除き，「2.2.2.2 解析条件」で示す 7 号炉の解析条件と基本的に同じ条件で実施する。
解析ケースについては，「2.2.2.3 解析結果」の表 2-13 で示す 7 号炉のケースのうち，「ケース 2（漏えい箇所として原子炉建屋オペレーティング
フロアと下層階を想定）」と同じケースについて解析を実施する。表（添付 10-1）に 6 号炉の解析ケースを示す。
表（添付 10-1）
解析ケース

解析ケース

漏えい箇所として原子炉建屋オペレーティングフ
ロアと下層階を想定

モデル

原子炉建屋 全階を模擬したモデル

シナリオ

有効性評価シナリオ（PCV 過圧・過温）

漏えい箇所

原子炉建屋オペレーティングフロア＋下層階

格納容器漏えい率

1.5%/day （AEC 式：約 1.0%）

PAR 反応開始濃度

1.5vol%３．解析結果６号炉の原子炉建屋全域の水素濃度評価結果を図（添付 10-4），原子炉建屋オペレーティングフロアの水素濃度評価結果を図（添付 10-5）に示す。

図（添付 10-4）

6 号炉の水素濃度の時間変化（原子炉建屋全域）

-86-

5

水素可燃限界(4vol%)水素濃度(vol%)

4

3

2

1

0
0

24

48

72

96

120

144

168

時間(hr)

図（添付 10-5）

1

2

3

4

5

6

7

8

9

10

11

12

13

14

15

16

17

18

19

20

21

22

23

24

25

26

27

28

29

30

31

32

33

34

35

36

37

38

39

40

41

42

43

44

45

46

47

48

49

50

51

52

53

54

55

56

57

58

59

60

61

62

63

64

65

66

67

68

69

70

71

72

73

74

75

76

77

78

79

80

81

82

83

84

85

86

87

88

89

90

91

92

93

94

95

96

97

98

99

100

6 号炉の水素濃度の時間変化（原子炉建屋オペレーティングフロア）（サブボリューム別）
図（添付 10-4）及び図（添付 10-5）から， 7 号炉と同様に，下層階にて水素ガスが漏えいした場合においても大物搬入口領域及び地下ハッチ領域を通じて
原子炉建屋全域で水素濃度が均一化されることを確認できた。

-87-

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2.2.3 静的触媒式水素再結合器の性能試験について
本章では，PAR の既往研究で示された性能試験について説明する。前章で示した解析における PAR 性能評価式の妥当性を示す「（１）PAR の水素低減性能試
験について」と，PAR の性能阻害ファクターによる性能影響を示す「（２）PARの触媒性能低下要因の影響について」に分類し，既往の試験結果をもとに PAR
性能について示す。
（１）PAR の水素低減性能試験について
PAR の性能確認は，国際的な実証試験においても行われており，NRC による
Sandia National Laboratory(SNL)における試験ではメーカの小型 PAR について試験を行い，性能確認が行われている（参照文献(b)）。この試験結果で示す PARの水素処理特性と，NIS 社製 PAR の下記に示す性能評価式を比較することで，性能評価式の妥当性を示す。
C DR  A   H 2  100 

1.307



DR
A
CH2
P
T
SF

P
 3600 SF
T：水素処理容量（kg/h/個）：定数：PAR 入口水素濃度(vol%)：圧力(10-5Pa)：温度(K)：スケールファクター① 試験装置概要
SNL で行われた PAR の水素低減性能試験に使用した試験装置の全体写真を
図 2-35，試験装置内の PAR 配置を図 2-36 に示す。本試験では PAR-88（PAR
1 基に付き 88 枚の触媒カートリッジ）の 1/2 スケール（PAR-44），1/4 ス
ケール（PAR-22）,1/8 スケール（PAR-11）の PAR を使用して試験している。
当社が設置する PAR は PAR-11 であることから，1/8 スケールの試験装置を参照する。
なお，本試験では高さ 500mm の煙突（チムニー）が取り付けられた PARを用いて試験を実施している。

-88-

図 2-35

The Surtsey vessel※参照文献(b)より抜粋

図 2-36PAR location in the Surtsey vessel※参照文献(b)より抜粋-89-

② 試験条件及び結果
PAR の水素低減性能試験における試験結果を図 2-37,38 に示す。図 2-37 は低水素濃度時の水素濃度と水素処理速度の関係を示したものである。水素濃度
試験雰囲気は表 2-14 の通りであり，当社は PAR-11 を使用していることから
試験条件「PAR-6（1/8 scale）」を参照する。試験結果は，スケール毎に正規化した水素処理速度データを示している（1/8 スケールの PAR は 8 倍）。また，
性能評価式により得られた結果が図中にあるが，試験条件は「1bar 空気，1bar
蒸気」であることから，「1 bar air/1 bar steam」を参照する。これら試験結果と性能評価式による計算結果を比較すると，試験結果の値の方が大きくなっていることが確認されている。
したがって，性能評価式は保守的であることが確認できる。
表 2-14

試験雰囲気

試験

スケール

雰囲気

PAR-4

1/2

1 bar 空気，1 bar 蒸気

PAR-5

1/4

1 bar 空気，1 bar 蒸気

PAR-6

1/8

1 bar 空気，1 bar 蒸気

図 2-37

SNL で行われた試験結果（低水素濃度）※参照文献(b)より抜粋-90-

図 2-38 は高水素濃度時の水素濃度と水素処理速度の関係を示したものである。水素濃度試験雰囲気は表 2-15 の通りであり，当社は PAR-11 を使用していることから試験条件「PAR-8R（1/8 scale）」を参照する。試験結果は，スケー
ル毎に正規化した水素処理速度データを示している（1/8 スケールの PAR は 8倍）。また，性能評価式により得られた結果が図中にあるが，試験条件は「1bar
空気，1bar 蒸気」であることから，「1 bar air/1 bar steam」を参照する。
これら試験結果と性能評価式による計算結果を比較すると，試験結果の値の方が大きくなっていることが確認されている。
したがって，性能評価式は保守的であることが確認できる。

表 2-15

試験雰囲気

試験

スケール

雰囲気

PAR-8R

1/8

1 bar 空気，1 bar 蒸気

PAR-12

1/4

1 bar 空気，1 bar 蒸気

PAR-13

1/2

1 bar 空気，1 bar 蒸気

図 2-38SNL で行われた試験結果（高水素濃度）※参照文献(b)より抜粋-91-

③ チムニーの影響について
水素低減性能試験において，PAR にチムニー(煙突)を取り付けることにより，水素低減性能が大きくなることが確認されている。煙突が取り付けられていない場合，高さ 500mm の煙突が取り付けられた場合，高さ 1000mm の煙突が取り付けられた場合の水素低減性能の係数について，製造メーカ社内の試験プログラムの中で確認されており，煙突が取り付けられていない場合と比較して高さ 500mm の煙突が取り付けられた場合は 1.15 程度，高さ 1000mm の煙突が取り付けられた場合は 1.25 程度という数字が報告されている。
SNL で行われた試験では，高さ 500mm の煙突が取り付けられた PAR で水素低減性能試験を実施している。当社の PAR は煙突が取り付けられていないため，
図 2-37，図 2-38 で示す水素処理容量(kg/h)を 1/1.15 することで当社 PAR の構造を考慮した場合の水素処理容量と比較できる。
水素濃度 4vol%時に着目すると，チムニーの影響を考慮しても，当社の水素処理容量である 0.25kg/h よりも十分大きな値であることから，当社の水素処
理容量は妥当であると考えられる。

（２）PAR の触媒性能低下要因の影響について
PAR で用いる Pd-Al3O3（パラジウム－アルミナ担持）触媒の触媒性能が低下する要因として，触媒の反応阻害物質の被毒が考えられる。この触媒における反応
阻害物質としては核分裂生成物に含まれるハロゲンや，水が考えられる。ハロゲンについては，炉心損傷時の核分裂生成物のハロゲンの大部分を占めるよう素に着目し，被毒による影響を Battelle Model Containment の試験（参照文献(c)）
により確認する。
また，水については，事故時に原子炉建屋に格納容器ガスが漏えいしたときに，
水蒸気環境となるため，水蒸気による性能影響を SNL の試験（参照文献(b)）及び THAI 試験（参照文献(e),(f)）により確認する。

-92-

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① よう素による性能影響確認
NIS 社製 PAR のよう素による影響は，Battelle Model Containment の試験（参照文献(c)）で過去に示されている。試験装置概要を図 2-39 に示しているが，容器内(10m3)に設置した PAR の下から，3g のよう素をすべて気化させ，よう素の影響を確認する試験を実施している。

図 2-39Battelle Model Containment 試験装置概要※参照文献(c)より抜粋

試験条件は表 2-16，試験結果は図 2-40 に示しており，よう素環境下におけるPAR 動作時の水素濃度の低下傾向をプロットしている。なお，図中には比較対象
として，よう素がない場合の試験データに基づくフィットカーブも示してある。
この結果を踏まえると，平均よう素濃度 0.3g/m3 の環境においても，NIS 社製 PARの水素処理性能は 25%以上低下しないことが言える。なお，本試験装置は NIS 社-93-

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製 PAR
による試験結果であり，本試験装置と PAR-11（柏崎刈羽 6/7 号機納入品）ではスケーリングファクターは異なるが，スケーリングファクターがいくつであっても，PAR 内の流速は一律であり，触媒
カートリッジ一枚あたりのよう素に晒される量は同じであることから，スケー
リングファクターとよう素による被毒量に関係はなく，本試験結果は PAR-11 に対しても適用可能である。
表 2-16

図 2-40Battelle Model Containment 試験条件

Battelle Model Containment 試験結果

※参照文献(c)より抜粋

次に，6 号炉及び 7 号炉において，炉心の著しい損傷が発生した場合に格納容器内ガスが原子炉建屋に漏えいした際の原子炉建屋オペレーティングフロアに存在するよう素濃度を算定する。表 2-17 に示す保守的な条件で建物内全よう素濃度を算定したところ，68.92mg/m3 となり，Battelle Model Containment 試験-94-

条件である 300mg/m3 以下のよう素濃度であることから，性能低下は 25%以上低下しないものと考えられる。6 号炉及び 7 号炉の PAR 設置台数は，性能阻害ファ
クターにより性能低下が 50%あるものと想定し，台数が決められている。よって，
これらの結果から，よう素による性能低下は想定されるものの，PAR 台数に余裕を見込んでいることから，原子炉建屋の水素爆発防止対策としての機能への影響はないと考えられる。

表 2-17
No

原子炉建屋オペレーティングフロアよう素濃度の算定条件
項目

単位

無機よう素

有機よう素

①

初期インベントリー

kg

29.1

②

PCV 放出率

-

100%

③

無機よう素割合

-

91%

4%

④

ＤＦ

-

20

1

⑤

建物放出量

kg

1.3241

1.1640

⑥

建物容積

m3

⑦

建物内各よう素濃度

mg/m3

⑧

建物内全よう素濃度mg/m3

PCV 内よう素が全量建物放出される保守的想定
原子炉建屋オペレーティン

36100
36.677

備考

グフロア容積32.24468.92

本試験は，表 2-16 に示す条件でよう素による触媒性能低下の影響を確認しているが，本試験結果が実機条件に適用できるかを確認するために，本試験結果における水蒸気濃度，温度，圧力の影響について示す。
触媒の被毒は，強力な化学吸着による触媒反応の阻害によって発生する。したがって，よう素による被毒は，よう素によるパラジウム原子の物理的な閉塞により発生する（図 2-41 参照）。圧力と水蒸気濃度はパラジウム表面に結合しているよう素の状態を変えることができないため，基本的には水蒸気濃度と圧力は，よう素による被毒効果に与える影響は無いと考えられる。なお，水蒸気について
は，触媒に被膜ができること等による物理的な触媒性能低下の影響が考えられるが，それについては「②水蒸気濃度の PAR 性能への影響」で後述する通り有意な影響はないことを確認している。さらに，触媒粒には疎水コーティングが施されていることから，水蒸気による性能低下を防ぐ設計考慮がなされている。
また，本試験条件は，柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉及び 7 号炉の事故時に想定される環境と比較し，よう素濃度，蒸気濃度は保守的な条件となっている。こ-95-

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れらを踏まえ，本試験結果における水蒸気濃度，圧力が与える大きな影響はないと考えられる。

図 2-41パラジウムへのよう素の結合の概略図

一方，温度については，触媒周りの温度が 200℃付近の高温になると，吸着されたパラジウムとよう素が分離し，パラジウムは触媒機能を回復する知見が既往研究（参照文献(d)）より確認されている (図 2-42 参照)。 これは温度が上がったことにより化学結合状態が壊れてパラジウムとよう素が分離する状況になったことによるものと考える。

図 2-42再結合効率と温度の関係※参照文献(d)より抜粋

PAR は再結合反応を始めると，触媒温度が上昇し触媒自体は 200℃を超える高-96-

温状態になる。NIS 社製 PAR 触媒は，粒型の触媒粒をカートリッジに敷き詰めた構造になっており，被毒物質に全ての触媒が覆われることを防ぐことが設計上配慮されている。よって，被毒されていない部分は再結合反応が始まり，それに伴い触媒粒の温度が上昇することで，被毒された部分の吸着されたパラジウムとよう素が分離することで触媒機能が回復する傾向になると考えられる。すな
わち，よう素による被毒は再結合反応開始時に影響するものであるが，反応が開始すると，触媒温度上昇が支配的となり，試験条件としての温度は，影響を無視できるものと考えられる。よって，本試験結果で示す触媒性能低下評価において，温度条件は大きな影響を与えるものではない。

② 水蒸気濃度の PAR 性能への影響
NRC による SNL における試験では，PAR の起動における水蒸気の影響を確認している。試験結果を図 2-43 に示す。空気と水蒸気が約 50%ずつの環境下にて 0～6vol%水素濃度の水素ガスを注入した場合において，PAR は性能を発揮することが確認されており，水蒸気濃度 50%以下であれば性能に影響は見られない。

図 2-43：SNL で行われた試験結果※参照文献(b)より抜粋

なお，炉心の著しい損傷が発生した場合に原子炉格納容器から 10%/day でガスが原子炉建屋に漏えいした場合の原子炉建屋オペレーティングフロアの水蒸
気濃度の評価結果を図 2-44 に示す。評価結果から PAR 設置位置における水蒸気-97-

濃度は 20%以下であり，PAR 性能は水蒸気濃度 50%以下では影響が見られない試験結果からも，水蒸気による影響は問題ないと考えられる。

図 2-44

原子炉建屋オペレーティングフロア水蒸気濃度（10%/day 漏えい条件）

また，重大事故等時に使用済み燃料プールの冷却機能が喪失し，使用済み燃料
プール温度が上昇し，大量の水蒸気が発生した場合についても，触媒粒に疎水コーティングが施されていることから有意な性能劣化は起こらないと考えている。
また，水蒸気濃度が大幅に高まると，原子炉建屋オペレーティングフロアは水蒸
気に満たされ PAR が作動しない環境になるとともに，可燃限界未満となる。
なお，水蒸気濃度が高まる前に PAR の作動が始まっている場合は，触媒温度が高温になるため，水蒸気の付着を防ぐことができるため，PAR 性能への影響はないと考えている。

-98-

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③水素再結合反応開始の遅れの影響について
水素再結合反応の開始については OECD/NEA の THAI Project で行われた試験（参照文献(e),(f),(g)）を用いて影響を確認する。THAI 試験装置を図 2-45～47に示す。
THAI Project で行われた試験においては，次の 6 つのケースにおいて水素再結合反応を開始する水素濃度の確認を行っている。試験条件を表 2-18 に示す。
表 2-18：THAI Project での試験条件
試 験番

圧力

温度

水蒸気濃度

酸素濃度

水素注入速度号

これらの結果から，概ね 1vol%以下の水素濃度で PAR が起動していることが確認できる。
一方で，PAR の効果を示すための GOTHIC による解析条件として，水素再結合
反応は水素濃度 1.5vol%にて開始することとしている。したがって，解析評価上
PAR の起動に対して余裕を持たせているが，その評価結果においても原子炉建屋を可燃限界以下に抑えることができている。よって，水素再結合反応開始の遅れの影響について，問題ないと考えている。
-99-

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図 2-45

THAI test vessel※参照文献(e)より抜粋-100-

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図 2-46

HR test vessel configuration with NIS PAR※参照文献(e)より抜粋-101-

-102※参照文献(e)より抜粋

図 2-47：NIS PAR instrumentation

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図 2-48 THAI HR-14: Recombiner temperatures※参照文献(e)より抜粋

図 2-49 THAI HR-14: Recombiner temperatures※参照文献(e)より抜粋-103-

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図 2-50 THAI HR-14: Hydrogen concentrations(“wet”) in PAR inlet and outlet※参照文献(e)より抜粋

図 2-51 THAI HR-14: Flow velocity and oxygen surplus ratio at PAR inlet channel※参照文献(e)より抜粋-104-

添付 11
国内容器試験について
平成 11 年 1 月から平成 13 年 5 月までの期間で電力共通研究「触媒式 FCS 再結合装置適用性研究(PHASE2)」が実施された。この研究において，水素処理速度式の妥当性確認を目的の一つとして，縮小モデルを用いた国内容器試験が実施されており（参照文献(h)），その試験装置，試験条件等を以下にまとめた。
１．試験装置図(添付11-1)に容器試験装置の外観を，図(添付11-2)に系統図を示す。試験
装置は，試験容器，ガス注入系，ガス供給設備，ガス分析系，真空排気装置等から構成されている。図(添付11-3)に試験容器を示す。試験容器は，内径1.5[m]，内高3.5[m]，容積5.76[m3]であり，内部に図(添付11-4)に示すPARを設置している。PAR内部には，高さ20[cm]×幅20[cm]×厚さ1[cm]の触媒カートリ
ッジ5枚が格納されている。

図(添付11-1)

試験装置外観※参照文献(h)より抜粋-105-

図(添付11-2)

試験装置系統図※参照文献(h)より抜粋

図(添付11-3)

試験容器

図(添付11-4)※参照文献(h)より抜粋-106-

PAR（試験体）

ここで，本試験にて用いている試験PARとPAR-11（柏崎刈羽原子力発電所6/7号炉で採用），PAR-22，PAR-44，PAR-88の触媒カートリッジの比較を表(添付11-1)に示す。PARのスケールファクターは，触媒カートリッジの寸法及び配置間隔を開発時から変えないことを条件として，NIS開発試験時に使用されたプ
ロトタイプPARのカートリッジ枚数（88枚）に対する，使用するPARのカートリ
ッジ枚数の比として，水素処理性能が規定できるとするものである。また，本試験にて用いている試験PARとPAR-11では，カートリッジの幅寸法が異なる
が，幅寸法を変更している場合には，入口部開口面積の比で整理し，スケールファクターを算出できる。
本試験においてはこのスケールファクターを使用することで，実機の縮小モデ
ルにより，水素処理性能評価式の妥当性等を検証している。
表(添付11-1)
触媒カートリッジ
PARタイプ
PAR-88PAR-44PAR-22
PAR-11
国内試
験用PAR

88
44
22
11

触媒カートリッジの比較
PAR-88にPAR-88に
対するカ
入口開
対する入
ートリッ
口面積
口部開口
間隔 幅×高さ×
ジ枚数の
厚さ
面積の比
比
2
1cm 45×20×1cm
17568cm12
1cm 45×20×1cm
0.53784cm0.5
1cm 45×20×1cm
0.25
1892cm2
0.25
1cm 45×20×1cm
0.125
946cm2
0.125

5

1cm

枚
数

20×20×1cm

190cm2

0.05680.0251

スケー
ルファ
クター
1
0.5
0.25
0.125
0.0251

２．試験条件
本試験においては，原子炉格納容器内の条件を模擬し，スプレイ流量等の試
験パラメータを変化させて試験を実施しているが，表(添付11-2)にスプレイ無しで実施された試験条件を示す。
表(添付11-2) 試験条件
RUN
No.

スプレイ流量(L/min)水素濃度(vol%)

酸素濃度(vol%)

圧力
(MPa)

温度
(K)

RUN-2

－

0.5～3

3.5

0.13

333

３．試験方法と試験手順
試験容器内を約0.13[kPa]（約1[torr]）まで減圧した後，所定の分圧になるように窒素ガス及び酸素ガスを注入し，その後，試験容器周りの加熱ヒータにより試験温度条件に設定する。最後に，水素ガスを容器に注入してPARによる水素ガス，酸素ガスの再結合反応状態について確認する。

-107-

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４．試験結果図(添付11-5)に試験結果と水素処理性能評価式を用いた算出値の比較を示す。図より，試験結果に対して水素処理性能評価式から求めた値は，保守側となっていることが確認できる。

図(添付11-5)

試験結果と水素処理性能評価式を用いた算出値の比較※参照文献(h)より抜粋-108-

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添付 12
静的触媒式水素再結合器 動作監視装置について(1)目的
静的触媒式水素再結合器（以下，PARという。）は，原子炉建屋内の水素濃度上昇に従い自動的に作動する装置であり，電源や運転員による操作の不要な設備である。
PARは，触媒における再結合反応により水素ガスを除去する設備であるので，水素濃度の上昇にしたがって装置の入口側と出口側の差温度が上昇する（図(添付12-1)，図(添付12-2)）ことから，PARに温度計を設置することにより，水素処理の状況を把握することができ，PARによる水素処理が行われていることを確認することができれば，重大事故対処時の有効な情報となると考えられる。
このことから，原子炉建屋内に設置されているPAR（2個）に，熱電対を入口側と出口側に取り付け，中央制御室にてPARの温度を確認できるようにし，重大事故対処時の監視情報の充実を図る。

図(添付12-1)

SNLで行われた試験用PAR 概要※参照文献(b)より抜粋-109-

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図(添付 12-2)

SNL で行われた試験結果（PAR 温度と水素濃度の関係）※参照文献(b)より抜粋(2)設備概要
PAR2個に対し，入口側及び出口側に熱電対を取り付け，事故時のPARの測定
温度を中央制御室にて監視できるようにする。
熱電対の設置位置は，PAR入口及び出口近傍に熱電対シースを取り付け，ガス温度を測定できるようにしている。
実験結果（図(添付12-2)）において，触媒部での水素再結合反応に伴い，水素濃度1.0vol%程度でPAR入口と出口のガス差温度は約40K，水素濃度
4.0vol％程度でPAR入口と出口のガス差温度は約170Kになっており，PARの入口側と出口側の差温度が明確であることから，PAR動作を把握することができる。
なお，PAR の入口側及び出口側温度計と原子炉建屋水素濃度の関係を考慮した PAR 動作監視方法について，PAR 実機モデルでの評価等も踏まえて改善検討を行っていく。

-110-

熱電対

200mm

817mm

50mm

243mm

460mm

熱電対

図(添付12-3)

PARへの熱電対取り付け位置

PARへの熱電対取り付け位置は，サポートとの干渉を考慮したPAR筐体付近への取り付け性，固定性，保守性等を考慮してPAR入口側及び出口側のガス温度が測れる位置としている（図(添付12-3)）。
熱電対シースは外径4.8mmであり，PARへの流路影響の観点から水素除去性
能へ影響を及ぼすものではない。
測定温度は，中央制御室及び緊急時対策所に指示及び記録される（図(添付12-4)）。
表(添付12-1)

PAR入口・出口温度計の主要仕様

名称

種類

計測範囲

取付箇所

個数

PAR入口温度計

熱電対

0～300℃

原子炉建屋4階

2

PAR出口温度計

熱電対

0～300℃

原子炉建屋4階

2-111-

中央制御室

熱電対

（注 1）

指 示

（注 2）

記

録

（注 1）記録計（注 2）SPDS 表示装置

設計基準対象施設
重大事故等対処設備
設計基準対象施設及び重大事故等対処設備

図(添付 12-4) PAR 動作監視装置の概略構成図(3) PAR 動作監視装置の設置場所
PAR は水素ガスを処理する際の熱でガス温度が上昇するため，PAR 装置で上昇気流が発生する。したがって，原子炉建屋オペレーティングフロアの水素ガ
スが自然対流を起こし拡散されることから，原子炉建屋オペレーティングフロ
アの両壁面に配置した PAR 全体に水素ガスが行き渡り，一様に触媒反応を起こして温度が上昇すると想定している（「2.2.1.2 (3)PAR の設置位置について」
及び「2.2.2.3 解析結果」参照）。
以上を考慮して，PAR動作監視装置の設置場所は，位置的分散を考慮して，原子炉建屋オペレーティングフロアの両壁面に配置したそれぞれ1台のPARに設置している。（図(添付12-5)，図(添付12-6)）-112-

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図(添付 12-5)

機器配置図（6 号炉）-113-

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図(添付 12-6)

機器配置図（7 号炉）-114-

添付 13
原子炉建屋小部屋における水素爆発防止対策について
1. はじめに
当社は，格納容器から漏えいした水素ガスを処理するために原子炉建屋
オペレーティングフロアに PAR を設置し，原子炉格納容器トップヘッドフ
ランジ並びにそれ以外の格納容器漏えいポテンシャルから漏えいする水素
ガスを原子炉建屋オペレーティングフロアで再結合処理することで，原子炉建屋の水素濃度上昇を抑制する。格納容器漏えいポテンシャルがある箇
所には，小部屋になっている箇所もあるため，そこでの水素ガス濃度の影
響について説明する。
2. 水素影響を考慮すべき小部屋について
炉心の著しい損傷が発生した場合において，格納容器から水素ガスが漏えいする可能性がある箇所は格納容器ペネトレーションと考えられる。格納容器ペネトレーションのうち，炉心の著しい損傷が発生した場合において格納容器過温・過圧によるシール機能への影響が考慮されるものとして，格納容器変形に伴い開口が比較的生じる原子炉格納容器トップヘッド
フランジ，機器搬入用ハッチ，エアロックがあり，水素漏えいは主にここから発生するものと考えられる。よって，水素影響を考慮すべき原子炉格
納容器トップヘッドフランジ以外の漏えいポテンシャルと考えるペネトレーションで，小部屋にあるものを抽出した結果，表（添付 13-1）が水素影
響を考慮すべき小部屋と考える。
表(添付 13-1)

水素影響を考慮すべき小部屋（6 号炉及び 7 号炉）

漏えいフロア
2階

漏えい箇所
上部ドライウェル機器搬入用ハッチ
上部ドライウェル所員用エアロック
ISI ハッチ

地下 1 階S/C 出入口

地下 2 階下部ドライウェル機器搬入用ハッチ
下部ドライウェル所員用エアロック-115-

3. 小部屋のダクトについて
水素影響を考慮すべき小部屋について，水素ガスが原子炉建屋オペレー
ティングフロアに流れる流路の有無を調査した。各小部屋には，各階の通路に繋がるダクト（以下，通路ダクトという）と，原子炉建屋オペレーティングフロアに繋がるダクト（以下，換気ダクトという）がある。図（添付 13-1）に通路ダクト，換気ダクトによる流路のイメージを示す。
1)通路ダクトについて
各階の通路は，各フロアに設置されたハッチにより，最地下階から原子炉建屋オペレーティングフロアまで各階に開口部がある。そのため，通路ダクトにより通路部に抜けた水素ガスは，原子炉建屋オペレーティングフ
ロアに流れる流路があるため，原子炉建屋オペレーティングフロアに設置された PAR により水素処理されることが期待できる。
2)換気ダクトについて
換気ダクトは原子炉建屋オペレーティングフロアに繋がるダクトであるため，小部屋の水素ガスは原子炉建屋オペレーティングフロアに流れる流路がある。よって，この流路を通って原子炉建屋オペレーティングフロアに設置された PAR により水素処理されることが期待できる。

PAR

換気ダクト
による流路
ダクト

小部屋

通路ダクト
による流路

扉

通路

図(添付 13-1)

通路ダクト，換気ダクトによる流路のイメージ-116-

水素影響を考慮すべき小部屋について，通路ダクト，換気ダクトの有無を整理した結果を 6 号炉については表(添付 13-2)，7 号炉については表(添付13-3)に示す。
表(添付 13-2)

小部屋の通路ダクト・換気ダクト有無（6 号炉）

貫通部
上部ドライウェル機器搬
入用ハッチ
上部ドライウェル所員用
エアロック
ISI ハッチ
S/C 出入口
下部ドライウェル機器搬
入用ハッチ
下部ドライウェル所員用
エアロック

表(添付 13-3)

通路ダクト
の有無
有

換気ダクト
の有無
有

有

有

有
有
無※

有
有
有

有

有

備考

※隣部屋との境界は，気密性のない遮蔽体
隣部屋に通路ダクトあり

小部屋の通路ダクト・換気ダクト有無（7 号炉）

貫通部
上部ドライウェル機器搬
入用ハッチ
上部ドライウェル所員用
エアロック
ISI ハッチ
S/C 出入口
下部ドライウェル機器搬
入用ハッチ
下部ドライウェル所員用
エアロック

通路ダクト
の有無
有

換気ダクト
の有無
有

有

有

有
有
有

有
有
有

無※

有

備考

※隣部屋に繋がるダクトあり。
隣部屋に通路ダクトあり

これらのダクトは耐震性を考慮して設計したものではないが，水素ガスの流れを遮断するような完全閉塞を起こすことは工学的に考えられないことから，水素ガスの流路として考慮する。
4．小部屋の水素対策について小部屋に漏えいした水素ガスは，表(添付 13-2)及び表(添付 13-3)で示すよ
うに原子炉建屋オペレーティングフロアに水素ガスが流れる流路の有無を確認し，水素影響の考慮が必要になると判断した場合は，原子炉建屋オペレー
ティングフロアに繋がる流路等を検討し，水素濃度の上昇を抑制する。

-117-

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5．小部屋の水素濃度の評価例について
小部屋における水素影響について，換気ダクトの効果を確認するため，下部ドライウェル機器搬入用ハッチを設置している部屋を例として，2.2.2 同様，汎用熱流動解析コード GOTHIC を用いて評価した結果を以下に示す。
解析モデルのイメージ図を図(添付 13-2)に示す。

図(添付 13-2)

下部ドライウェル機器搬入用ハッチ室-118-

解析モデルイメージ

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格納容器から室内へのガス漏えい条件は，2.2.2.3 のケース 2 に示す「①有効性評価代表シナリオ包絡条件」かつ「原子炉建屋オペレーティングフロア＋下層階」漏えい条件から水素濃度の時間変化をより細かく設定した表(添付 134)，図(添付 13-3)を用い，事故後 72 時間までの評価を行う。なお，保守的に格納容器ベント実施（38 時間）までは 2.2.2.2 の「①有効性評価代表シナリオ
包絡条件」同様，格納容器限界圧力（620kPa[g]），格納容器限界温度（200℃），格納容器漏えい率 1.5%/day 一定とし，格納容器ベント実施後は2.2.2.2 の「①有効性評価代表シナリオ包絡条件」と同じ条件とする。
表(添付 13-4)
項目

格納容器からハッチ室へのガス漏えい条件
解析条件

0～1.5 時間

1.5～4 時間

4～16 時間

16～21 時間

圧力

620kPa[g](2Pd)620kPa[g](2Pd)620kPa[g](2Pd)620kPa[g]
(2Pd)

温度

200℃

200℃

200℃

200℃

水蒸気分率

47vol%

63vol%

77vol%

71vol%

水素分率

32vol%

16vol%

2vol%

8vol%

窒素分率

21vol%

21vol%

21vol%

21vol%

格納容器漏えい率

1.5%/day

1.5%/day

1.5%/day

1.5%/day項目

解析条件
21～32 時間

32～38 時間38～72 時間

圧力

620kPa[g](2Pd)620kPa[g](2Pd)

155kPa[g](0.5Pd)

温度

200℃

200℃

171℃

水蒸気分率

63vol%

59vol%

100vol%

水素分率

16vol%

20vol%

0vol%

窒素分率

21vol%

21vol%

0vol%

格納容器漏えい率

1.5%/day

1.5%/day

0.5%/day-119-

図(添付 13-3)

格納容器からハッチ室への漏えいガス成分割合（vol％）解析結果を図(添付 13-4)に示す。

図(添付 13-4)

ハッチ室気相成分割合（水素濃度最大箇所）-120-

格納容器ベント実施前（38 時間）までは格納容器から漏えいする水蒸気・窒素
ガス・水素ガスの混合気体によってハッチ室内の空気（窒素ガス・酸素ガス）が押し出され，格納容器ベント実施後は同様に格納容器から漏えいする水蒸気によってハッチ室内の空気（水蒸気・窒素ガス・酸素ガス・水素ガス）が押し出されていることから，ハッチ室内に漏えいした水素ガスは換気ダクトを通じて PAR を設置している原子炉建屋オペレーティングフロアに導かれることを確認できた。
なお，下部ドライウェル機器搬入用ハッチを設置している部屋の入口は気密性のない遮蔽体であることから，この遮蔽体の隙間を通じたガスの流出入を考慮し，その他の条件は表(添付 13-4)，図(添付 13-3)と同様とした場合の解析結果を図(添付 13-5)に示す。なお，解析時間は格納容器ベント実施（38 時間）後に静定するまでとした。

図(添付 13-5)

ハッチ室気相成分割合（水素濃度最大箇所，ガス流出入条件見
直し後）

-121-

換気ダクトの効果を確認することはできないが，ハッチ室内の水素濃度はほぼ上昇しないことを確認できた。
ただし，小部屋に漏えいした水素ガスを早期検知及び滞留状況を把握することは，水素爆発による原子炉建屋の損傷を防止するために有益な情報になることから，表(添付 13-2)及び表(添付 13-3)に示す小部屋に漏えいした水素ガスを計測するため水素濃度計を設置し，事故時の監視性能を向上させる。設置箇所を図(添付 13-6～11)に示す。これにより，格納容器内にて発生した水素ガスが漏えいするポテンシャルのある箇所での水素濃度と，水素ガスが最終的に滞留する原子炉建屋オペレーティングフロアでの水素濃度の両方を監視できることとなり，原子炉建屋全体での水素影響を把握することが可能となる。

-122-

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図(添付 13-6)

機器配置図（6 号炉）-123-

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図(添付 13-7)

機器配置図（6 号炉）-124-

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図(添付 13-8)

機器配置図（6 号炉）-125-

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図(添付 13-9)

機器配置図（7 号炉）-126-

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図(添付 13-10)

機器配置図（7 号炉）-127-

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図(添付 13-11)

機器配置図（7 号炉）-128-

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添付 14
SNL 試験，THAI 試験の試験データ適用性について
本章では，SNL 試験及び THAI 試験を用いて示した項目について，試験データの適用性を示す。SNL 試験及び THAI 試験は表（添付 14-1）に示す項目に対して試験データを用いている。以下に，それぞれの項目についての試験適用性を示す。
表（添付 14-1） SNL 試験及び THAI 試験を説明に使用した項目についてNo使用した試験データ

説明項目

SNL 試験

THAI 試験(1)

性能評価式の妥当性

○

―

(2)

水蒸気濃度の PAR 性能への影響

○

―

(3)

水素再結合反応開始の遅れの影響―○(1) 性能評価式の妥当性
PAR 性能評価式の妥当性を示すために，SNL 試験で報告された試験データ，性能評価
式の比較を参照して，性能評価式よりも試験データが上回ることから，性能評価式が妥当であることを示している。SNL 試験で用いた PAR と柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉及び7 号炉に設置する PAR の代表的なスペックの比較を表（添付 14-2）に示す。
表（添付 14-2） 実機と SNL 試験の PAR 比較について項目

柏崎刈羽 6 号炉及び 7 号炉

SNL 試験

PAR 製造社

NIS 社

NIS 社

カートリッジ枚数

11 枚

11 枚

PAR 外形(88 枚タイプの 1/8 スケール)
入口サイズ
チムニー高さチムニーなし-129-

500mm 型チムニーあり

表（添付 14-2）に示す通り，柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉及び 7 号炉に設置する PAR とSNL 試験に用いた PAR のスペックとしては，いずれも NIS 社製で PAR 枚数も 11 枚タイプで同じであり，入口サイズも多少異なるものの同程度のサイズである。大きく異なる箇所としてはチムニー有無であり，柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉及び 7 号炉に設置する PAR はチム
ニー無しのタイプであるのに対し，SNL 試験で用いた PAR は 500mm 型のチムニーがあるタイ
プである。チムニーは，煙突効果で PAR 内の上昇気流を高め，水素処理能力を向上させることができ，製造メーカの試験プログラムの中で 500mm 型のチムニーを取り付けた場合は，チムニー無しの場合と比較して 1.15 倍程度の水素処理能力になることが示されている。よって，SNL 試験の試験結果は 500mm 型チムニーの影響を踏まえたものとなるが，チムニーによる性能向上を見込まない場合は本試験結果を 1/1.15 倍することでチムニー無しの柏崎刈羽原子力発電所 6 号炉及び 7 号炉に設置する PAR に適用可能な試験データになる。
なお，SNL 試験結果を図（添付 14-1）に示す。当社は PAR-11 を使用していることから試験条件「PAR-8R(1/8 scale)」を参照する。試験結果はスケール毎に正規化した水素処理速度データを示している（1/8 スケールの PAR は 8 倍）。また，性能評価式により得られた結果が図中にあるが，試験条件は「1bar 空気，1bar 蒸気」であることから，「1bar air/1bar
steam」を参照する。この試験結果についてチムニー影響を踏まえて 1/1.15 倍したとしても，性能評価式は妥当であると判断できる。よって SNL 試験で示す性能評価式の妥当性については，当社が設置する PAR に対しても適用可能である。

図（添付 14-1）

SNL で行われた試験結果（高水素濃度）-130-(2) 水蒸気濃度の PAR 性能への影響
PAR の起動における水蒸気の影響を確認するために SNL 試験データを用いている。PARは水蒸気により触媒機能が低下することを防止するために，触媒粒に疎水コーティングを施しており，水蒸気の影響を基本的に受けない。仮に触媒粒が水蒸気により触媒機能に影響を与えたとしても，PAR は一度反応を開始すると発熱により触媒粒を覆った水膜を蒸発させ，触媒機能は回復することが判っている。このように，水蒸気濃度による PAR
性能影響は，触媒反応が開始するか否かが重要であり，反応が開始してしまえば各々のPAR 型式の性能を発揮する傾向になる。つまり，水蒸気濃度の影響を確認する試験では
PAR 型式は重要にならない。よって，上述の通り SNL 試験は当社 PAR と異なり 500mm 型
チムニーを有した構造であるが，チムニー有無で水蒸気濃度による PAR 性能影響は大き
く関係しないことから，SNL 試験結果を適用しても問題ない。

(3) 水素再結合反応開始の遅れの影響
PAR 反応開始の遅れの影響を確認するために，PAR の水素処理量・温度等を時刻歴で取得している THAI 試験のデータを用いている(図（添付 14-2）参照)。THAI 試験に用いた PAR と当社に設置する PAR の比較を表（添付 14-2）に示しているが，いずれも NIS
社製で PAR 枚数も 11 枚タイプで同じであり，入口サイズも多少異なるものの同程度のサイズである。大きく異なる箇所としてはチムニー有無であり，当社設置の PAR はチム
ニーが無いタイプであるのに対し，THAI 試験に用いた PAR は 1000mm 型チムニーを有するタイプを用いている。
ただし，ここで確認したい事項は，水素ガス流入に対して PAR の反応開始時間・定格
容量に到達するまでの時間にどれだけ遅れがあるかを確認することが目的である。チムニーは，触媒反応開始による発熱で PAR 内の上昇気流を増強させて水素処理能力を向上させるものであり，触媒反応が開始される初期についてはチムニーの効果はない。
つまり，PAR の反応開始初期の発熱による温度変化，定格の水素処理能力を発揮するまでの時間を確認する際は，水素処理容量を向上させるために取付けているチムニーの有無は大きく関係しない。よって，水素再結合反応開始の遅れの影響を確認するためにTHAI 試験を適用することに問題はない。

-131-

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表（添付 14-2） 実機と THAI 試験の PAR 比較について項目

柏崎刈羽 6 号炉及び 7 号炉

THAI 試験

PAR 製造社

NIS 社

NIS 社

カートリッジ枚数

11 枚

11 枚

チムニーなし1000mm 型チムニーあり

PAR 外形

入口サイズ
チムニー高さ図（添付 14-2） THAI HR-14: Recombiner temperatures-132-2.3 水素濃度監視設備について
2.3.1 水素濃度監視設備の設計方針について
炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉建屋の水素濃度が変動する
可能性のある範囲で測定するための設備として原子炉建屋水素濃度を設置する。
(1) 設計方針
原子炉建屋水素濃度は炉心の著しい損傷が発生した場合が発生し，ジルコニ
ウム－水反応等で短期的に発生する水素ガス及び水の放射線分解等で長期的に緩やかに発生し続ける水素ガスが格納容器から原子炉建屋へ漏えいした場合に，原子炉建屋において，水素濃度が変動する可能性のある範囲で測定を行い，中央制御室において連続監視できる設計とする。また，原子炉建屋水素濃度は電源が喪失した場合においても代替電源設備からの給電が可能な設計とする。
(2) 設備概要
ａ．機器仕様検出器：熱伝導度方式
計測範囲：水素濃度0～20vol%
個数：7ｂ．配置場所図(添付 13-6)～図(添付 13-11)，図 2-52，図 2-53 の通り

なお，添付 13 にて記載した小部屋（図(添付 13-6)～図(添付 13-11)）に漏
えいした水素ガスを早期検知及び滞留状況を把握することは，水素爆発による
原子炉建屋の損傷を防止するために有益な情報になることから，小部屋に漏えいした水素ガスを計測するため水素濃度計を設置し，事故時の監視性能を向上させる。これにより，格納容器内にて発生した水素ガスが漏えいするポテンシ
ャルのある箇所での水素濃度と，水素ガスが最終的に滞留する原子炉建屋オペ
レーティングフロアでの水素濃度の両方を監視できることとなり，原子炉建屋
全体での水素影響を把握することが可能となる。

-133-

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図 2-52機器配置図（6 号炉）-134-

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図 2-53

機器配置図（7 号炉）-135-

ｃ．システム構成
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。原子炉建屋水素濃度のシステム構成を図2-54，55に示す。
熱伝導式

中央制御室

水素検出器
演算装置

指

示

指

示

記

録

（注 1）

（注 2）

図 2-54

原子炉建屋水素濃度の概略構成図
中央制御室

熱伝導式
水素検出器

（注 1）

演算装置

指 示

（注 2）

記

録

（注 1）記録計（注 2）SPDS 表示装置
設計基準対象施設
重大事故等対処設備
設計基準対象施設及び重大事故等対処設備

図 2-55

原子炉建屋水素濃度の概略構成図(3)代替電源の確保
原子炉建屋内の水素濃度を測定するために必要な計器の電源は，代替電源設
備から供給可能な設計としている（図2-56，57参照）。

-136-

荒浜側常設代替
交流電源設備
設置場所

GTG
予備

GTG

【凡例】

（略語）

第二ガスタービン発電機

常設代替
交流電源設備R/B：原子炉建屋

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

M/C：メタルクラッド開閉装置：遮断器

P/C：パワーセンタ：断路器

MCC：モータ・コントロール・センタ：配線用遮断器：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※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

緊急用
断路器

C/B 2F
緊急用電源切替箱断路器

７号炉へ

R/B B1F
R/B B1F

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
(6A)

D/G
(6B)

R/B B1FM/C 6C

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

動力変圧器
R/B 4FR/B B1F

AM用
動力変圧器

動力変圧器

P/C 6D-1

P/C 6C-1

R/B 3FC/B B1F

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

C/B B1F

MCC 6C-1-5

MCC
6D-1-5AM用MCC 6B

R/B 4F
C/B
MB2F

(予備)

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(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）

137

MCC 6D-1-7

荒浜側常設代替
交流電源設備
設置場所

GTG
予備

GTG

【凡例】

（略語）

第二ガスタービン発電機

R/B：原子炉建屋

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

M/C：メタルクラッド開閉装置：遮断器

P/C：パワーセンタ：断路器

MCC：モータ・コントロール・センタ：配線用遮断器

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

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 2FR/B 2F

緊急用電源切替箱断路器

R/B B1F
６号炉へ

緊急用
電源切替箱
接続装置7A

D/G
(7A)

緊急用
電源切替箱
接続装置7B

D/G(7B)

R/B B1FM/C 7C

非常用電気設備【区分Ⅰ】

M/C 7D

代替所内電気設備

非常用電気設備
【区分Ⅱ】

電源
車

電源
車

動力変圧器

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 4FC/B B1F

R/B 3FR/B 3FC/B B1FMMCC 7C-1-7

C/B B1F

MCC 7C-1-4

MCC
7D-1-4AM用MCC 7B

R/B 4F
C/B
MB2F

(予備)

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(予備)

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）

138

MCC 7D-1-7

添付 15
原子炉建屋水素濃度の適用性について
原子炉建屋水素濃度は，炉心の著しい損傷が発生した場合に，原子炉建屋内に発生する水素ガスを監視する目的で，水素濃度が変動する可能性のある範囲で測定できる設計としている。
(1)計測範囲の考え方
炉心損傷時に原子炉格納容器内に発生する水素ガスが原子炉建屋に漏えいした場合に，PARによる水素濃度低減（可燃限界である4vol%未満）をトレン
ドとして連続的に監視できることが主な役割であることから，0～20vol%を計測可能な範囲とする。
(2)水素濃度計の測定原理
原子炉建屋内の水素濃度を測定するために用いる水素濃度計は，熱伝導式のものを用いる。
熱伝導式の水素検出器は，図(添付 15-1)に示すとおり，白金線のフィラメントで構成された検知素子と補償素子，及び２つの固定抵抗でブリッジ回路が構成されている。検知素子の部分に，原子炉建屋内雰囲気ガスが触れるようになっており，補償素子側は基準となる標準空気が密閉されており測定対象
ガスは直接接触しない構造になっている。
（補償素子の標準空気容器の外側には測定ガスが同様に流れ，温度補償は考慮された構造となっている。）
熱伝導式水素検出器は，標準空気に対する測定ガスの熱伝導率の差を検出する方式のものであり，酸素ガス，窒素ガスなどの空気中のガスに対し，水素ガスの熱伝導率の差が大きいことを利用しているものである。水素ガスの熱伝導率は，約0.18 W/(m･K)at27℃である一方，酸素ガス，窒素ガスは，約0.02W/(m･K)at27℃と水素ガスより1桁小さく，これらのガス成分の変動があっても水素濃度計測に対する大きな誤差にはならない。
なお，原子炉建屋水素濃度の計測範囲 0～20vol%において，計器仕様は最大±1vol%の誤差を生じる可能性があるが，この誤差があることを理解した上で，想定される事故時に水素濃度が変動する可能性のある範囲を監視していくことができる。

139

水素濃度計指示部

検出器

固定抵抗

A

補償素子

B

建屋雰囲気ガス
固定抵抗

検知素子

指示

図(添付 15-1) 水素濃度計検出回路の概要図(3)水素濃度計の設置場所
炉心の著しい損傷が発生した場合が発生し，格納容器内に水素ガスが蓄積した状況では，格納容器のフランジ部等を通じて水素ガスが原子炉建屋内に漏えいする可能性がある。原子炉建屋内に漏えいした水素ガスは，比重の関係で原
子炉建屋オペレーティングフロアまで上昇し，原子炉建屋オペレーティングフ
ロアに滞留することが予想される（「2.2.1.1 (2)PAR の設置場所について」参照）。また，PAR は水素ガスを処理する際の熱でガス温度が上昇するため，PAR装置で上昇気流が発生する。したがって，原子炉建屋オペレーティングフロアの水素ガスが自然対流を起こし拡散される（「2.2.1.2 (3)PAR の設置位置について」参照）。
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に位置的分散して配置している。
なお，添付13にて記載した小部屋に漏えいした水素ガスを早期検知及び滞留状況を把握することは，水素爆発による原子炉建屋の損傷を防止するために有益な情報になることから，小部屋に漏えいした水素ガスを計測するため
水素濃度計を設置し，事故時の監視性能を向上させる。これにより，格納容器内にて発生した水素ガスが漏えいするポテンシャルのある箇所での水素濃度と，水素ガスが最終的に滞留する原子炉建屋オペレーティングフロアでの水素濃度の両方を監視できることとなり，原子炉建屋全体での水素影響を把握することが可能となる。

140

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。

(4)水素濃度計の耐環境性について
水素濃度計の設置場所（原子炉建屋4階）について，重大事故等時の環境下で最も設置雰囲気の環境が厳しいと想定される有効性評価の「格納容器過圧・過温シナリオ」で評価した事故時想定環境（想定環境は，2.2.2.3 解析
結果 ケース1，2，4を包絡する条件で設定）は表(添付15-1)の通りであり，
上記の環境条件においても健全性が確保できていることを確認している。
表(添付15-1)

事故時想定環境条件と試験条件

事故時想定環境

試験条件

温度

77℃＊

℃

相対湿度

100%RH＊%RH

積算放射線量480Gy＊

Gy＊評価値はドラフトであり，詳細評価により今後見直す可能性あり

1412.4 格納容器頂部注水系（自主対策設備）について
格納容器頂部注水系は，重大事故等時において，格納容器頂部を冷却することで格納容器外への水素漏えいを抑制し，原子炉建屋の水素爆発を防止する機能を有するものであり，自主対策設備として設置する。格納容器頂部は図 258 に示すように，原子炉ウェルに水を注水することで，原子炉格納容器トップヘッドフランジを外側から冷却することができる。原子炉格納容器トップヘ
ッドフランジは事故時の過温・過圧状態に伴うフランジ開口で，シール材が追従できない程の劣化があると，閉じ込め機能を喪失する。このシール材は，以前はシリコンゴムを採用していたが，格納容器閉じ込め機能の強化のために耐熱性，耐蒸気性，耐放射線性に優れた改良 EPDM 製シール材に変更し閉じ込め機能強化を図っている。改良 EPDM 製シール材は 200℃蒸気が 7 日間継続しても閉じ込め機能が確保できることを確認しているが，シール材の温度が低くな
ると，熱劣化要因が低下し，閉じ込め機能もより健全となり，原子炉建屋への水素漏えいを抑制できる。
このことから，設置許可基準規則第 53 条（原子炉建屋水素爆発防止）に対する自主対策設備として，重大事故等時に原子炉ウェルに注水し，格納容器外側から格納容器頂部を冷却し水素漏えいを抑制することを目的として，原子炉
格納容器頂部注水系を設置する。
原子炉建屋

シール材（改良EPDM）
原子炉ウェル
使用済燃料プール
燃料プール
冷却浄化系から

トップヘッド
フランジ

接続口

原子炉格納容器
サプレッション・チェンバ

可搬型代替
注水ポンプ
淡水貯水池

防火水槽

図 2-58

格納容器頂部注水系の概要図

142

海水

2.4.1 格納容器頂部注水系の設計方針について
格納容器頂部注水系は，原子炉ウェルに水を注水し，原子炉格納容器トップヘッドフランジシール材を格納容器外部から冷却することを目的とした系統である。格納容器頂部注水系は，可搬型代替注水ポンプ，接続口等で構成しており，重大事故等時において，代替淡水源の水又は海水を原子炉ウェルに注水し格納容器頂部を冷却することで，格納容器頂部からの水素漏えいを抑制する設計とする。したがって，事故時に速やかに原子炉格納容器トップ
ヘッドフランジシール材を冠水させるように原子炉ウェルに水を張ることが必要であり，その際の必要注水量は冠水分と余裕分も見込み約 70m3 以上とする。これを注水開始から約 1 時間 30 分で達成できることを設計方針としており，格納容器頂部注水の系統流量は 50m3/h 以上とする。これを達成するために，格納容器頂部注水系のポンプは可搬型代替注水ポンプ（A-2 級）を採用する。また，可搬型代替注水ポンプを接続する接続口は，位置的分散して複数設置する。格納容器頂部注水系の主要仕様を表 2-19 に示す。
表 2-19

格納容器頂部注水系主要仕様

可搬型代替注水ポンプ
台

数

1

容

量

120m3/h/台以上（吐出圧力 0.85MPa において）
84m3/h/台以上（吐出圧力 1.4MPa において）2.4.2 格納容器頂部注水系の効果について
重大事故等時における格納容器過温・過圧事象において，原子炉格納容器
トップヘッドフランジの閉じ込め機能を強化するために格納容器限界温度（200℃）が 7 日間継続したとしても健全性が確認できる改良ＥＰＤＭ製シー
ル材を取り付ける。よって，原子炉格納容器トップヘッドフランジからの水
素ガス漏えいポテンシャルは低減しているが，格納容器頂部注水により原子炉ウェルに常温の水を注水することで冷却効果が得られるため，水素ガスの漏えいをさらに抑制することが可能である。よって，格納容器頂部注水系は，原子炉建屋の水素爆発防止対策の１つとして効果的である。

143

2.4.3 格納容器頂部注水による格納容器への影響について
格納容器頂部注水系は，原子炉格納容器温度が 200℃のような過温状態で常温の水を原子炉ウェルに注水することから，原子炉格納容器トップヘッド
フランジ部を急冷することにより格納容器閉じ込め機能に影響が無いかについて評価を行った。
（評価方法）
格納容器過温時に原子炉ウェルに注水することで，低温の水が原子炉格納容器トップヘッドフランジに与える熱的影響を評価する。格納容器への影響
としては鋼材部の熱影響が考えられるため，影響する可能性がある部位としては原子炉格納容器トップヘッドフランジ及び原子炉格納容器トップヘッド
フランジ締付ボルトが挙げられる。このうち，体積が小さい方が水により温度影響を受けるため，評価対象として原子炉格納容器トップヘッドフランジ
ボルトを選定し，原子炉格納容器トップヘッドフランジ締付ボルトの急冷による熱的影響を評価する。
（評価結果）
格納容器頂部注水による原子炉格納容器トップヘッドフランジ締付ボルト
冷却時の発生応力について表 2-20 に示す。評価結果から，ボルトが 200℃から 20℃まで急冷された場合でも，応力値は降伏応力を下回っておりボルトが破損することはない。

表 2-20 原子炉格納容器トップヘッドフランジ締付ボルトの熱収縮による応力
評価結果
項目
材料

記号

単位

値

備考

-

-

SNCM439

原子炉格納容器トップヘッド
フランジ締付ボルトの材料

ヤング率

E

MPa

204000

熱膨張率

α

1/K

1.27E-05

温度差

ΔT

K

180

水温 20℃とし，格納容器温度 200℃時の温度差

ひずみ

ε

-

2.29E-03

応力

σ

MPa

466

σ=E・α・ΔT

設計降伏点

Sy

MPa

754

SNCM439(200℃)

設計引張応力

Su

MPa

865

SNCM439(200℃)

144

ε=α・ΔTまた、格納容器頂部注水は原子炉ウェルに注水し原子炉格納容器トップヘッ
ドフランジ部を冷却するため、原子炉格納容器を除熱することによる原子炉格
納容器負圧破損への影響が懸念される。この原子炉格納容器の負圧破損に対する影響について検討した結果、原子炉ウェルに注水し格納容器頂部を冷却することによる原子炉格納容器除熱効果は小さく、崩壊熱に対して十分低いことが確認できており、原子炉格納容器を負圧にするような悪影響はない。

（まとめ）
上記の結果から，格納容器頂部注水による急冷により格納容器閉じ込め機能に悪影響を与えることはない。また，低炭素鋼の延性―脆性遷移温度は一般的に約-10℃以下であり，水温はこの温度領域以上であるので脆性の影響もないと考えられる。

2.4.4 格納容器頂部注水系の監視方法について
格納容器頂部注水系の使用時における監視は，可搬型代替注水ポンプ付属の流量計と，ドライウェル雰囲気温度（上部ドライウェル内雰囲気温度）により行う。可搬型代替注水ポンプで注水する際に流量計で累積注水流量を確認することで，原子炉ウェル内に注水した水量から原子炉ウェル水位を想定すると同時に，ドライウェル雰囲気温度（上部ドライウェル内雰囲気温度）の指示により原子炉格納容器トップヘッドフランジが冷却されていることを確認し，格納容器頂部注水系の効果を監視する。

145

2.5 参照文献(a) 中部電力株式会社 2009 年 6 月 23 日プレスリリース参考資料「浜岡原
子力発電所 4，5 号機 気体廃棄物処理系における水素濃度の上昇に対する原因と対策について」(b) Thomas K. Blanchat, Asimios C. Malliakos, “TESTING A PASSIVEAUTOCATALYTIC RECOMBINER IN SURTESY TEST”, Nuclear Technology
Vol.129 March 2000(c) Behrens U. et al., “EXPERIMENTAL INVESTIGATIONS OF THE BEHAVIOR
OF THE NIS-DEVELOPED CATALYST MODEL MODULE UNDER VARIOUS SYSTEM
CONDITIONS AND ARRANGEMENTS”, Battelle Institute, Volume Ⅰ
and Ⅱ, March 1991(d) “EFFECTS OF INHIBITORS AND POISONS ON THE PERFORMANCE OF PASSIVEAUTOCATALYTIC RECOMBINERS (PARs) FOR COMBUSTIBLE GAS CONTROL IN
ALWRs”, the EPRI ALWR Program, May 1997(e) T. Kanzleiter, “QUICK LOOK REPORT HYDROGEN RECOMBINER TESTS
HR-14 TO HR-16 (TESTS USING A NIS PAR), AREVA, AECL AND NIS PARCOMPARISON”, OECD-NEA THAI Project, 150 1326-HR-QLR-4, Becker
Technologies GmbH, Eschborn, Germany, October 2009(f) S. Gupta, E. W. Schmidt-Naujok, “QUICK LOOK REPORT HYDROGEN
RECOMBINER TESTS WITH NIS PAR (HR-40, HR-41, and HR-42)”,70211-HR40-42-QLR, Becker Technologies GmbH, Eschborn, Germany,
November 2013(g) S. Gupta, E. Schmidt, G. Langer, “TECHNICAL REPORT PARPERFORMANCE TESTS, TESTS WITH NIS PAR HR-40, HR-41, HR-42”,
1501420-TR-HR-40-42, Becker Technologies GmbH, Eschborn,
Germany, July 2014(h) 「沸騰水型原子力発電所 触媒式可燃性ガス濃度制御系について」株
式会社 日立製作所 HLR-109 平成 18 年 12 月

146

参考1-1N

IC本体南側IC本体北側IC(A)水位計 IC(B)水位計

IC本体中央部

原子炉建屋２階(7)
IC戻り配管及び隔離弁

原子炉圧力計

(3)

(4)

(5)

原子炉建屋4階

(2)

(1)

N

原子炉建屋３階(6)

IC凝縮水配管

参考資料1

IC蒸気管
ベントライン(2)IC蒸気管ベントライン

IC入口
隔離弁(A)(2) 非常用復水器（IC）蒸気隔離弁

吹き抜け部

無断複製・転載禁止 東京電力株式会社(3)機器ハッチ周辺

SLC周辺では一部空調ダクトに変形、脱落があったものの、主要機器に損傷は見受けられなかった(1) ほう酸水注入（SLC）系状況

原子炉建屋１階

4階は南側の損傷が激しく北側は軽微であった
保温材などは損傷しているものの、機器自体に損傷は見受けられなかった(4)IC本体周辺(5)北側ガレキ及び天井状況【日時】2015年2月21日（土）13時00分頃～14時00分頃（4階：約30分）【場所】1F1号機R/B

原子炉建屋入域ルート

福島第一原子力発電所1号機現地調査状況

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参考資料 2
PAR による再結合反応の律速段階について
NIS製PARの水素処理は，設計上想定している入口水素濃度0～4vol%の範囲において，拡散律速となっており，その処理速度は水素及び酸素粒子の拡散速度がボトルネックとなり決まってくる。このことは図1に示すTHAI試験(HR15，HR-40，HR-41，HR-42)の結果から確認できる。図1は入口水素濃度と水素処理速度の関係をあらわしているが，いずれの試験においても入口水素濃度0～4%の範囲で，入口水素濃度の上昇に伴い水素処理速度も上昇していることがわかる。これは水素濃度の上昇による水素粒子数の増加が直接的に水素処
理速度の上昇につながっている結果であると考えられる。更に水素濃度を上昇させた場合，一般的には，ある一定のレベルで拡散律速から反応速度律速に遷移し，水素濃度を上昇させても処理速度は上昇しなくなるものと予想される。なお，HR-42の入口水素濃度6～9vol%付近において傾きが緩やかになっていることが確認されるが，これは反応速度律速遷移によるものではなく，酸素欠乏（酸素粒子数の減少）による影響であると考えられる。これを裏付けるものとして，その後，赤矢印で示す時点から酸素供給を開始しているが，それ以後，処理速度が再上昇していることが確認できる。
また，他の試験結果と比較し，HR-42のみ傾きが大きく異なっているが，これはHR-42のみカートリッジ11枚中の6枚を抜いた状態で試験が実施されていることによる。
表1
試 験番

圧力

温度

THAI試験の試験条件

水蒸気濃度

酸素濃度

号

参考 2-1

水素注入速度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。

図1

Recombination rate for tests with NIS-PAR

図2

触媒温度と再結合効率の関係（参考）
参考 2-2

次に，HR-40の実験データから触媒温度と再結合効率（[入口水素濃度-出口
水素濃度]／入口水素濃度）の関係を参考としてプロットしたものを図2に示す。触媒温度の上昇に対し，再結合効率に特に上昇傾向は見られず，全範囲において反応速度律速段階ではないことが確認できる。

[参照文献]
・ S. Gupta, E. Schmidt, G. Langer, “TECHNICAL REPORT PAR PERFORMANCETESTS, TESTS WITH NIS PAR HR-40, HR-41, HR-42”, 1501420-TR-HR-4042, Becker Technologies GmbH, Eschborn, Germany, July 2014

参考 2-3

参考資料 3ＧＯＴＨＩＣコードについて
１．はじめに建屋水素対策の有効性を評価するための原子炉建屋内水素流動解析に「ＧＯＴＨＩＣ」コードを用いている。
「ＧＯＴＨＩＣ」コードは，米国ＥＰＲＩ（Electric Power ResearchInstitute）開発の汎用熱流動解析コードである。以下に「ＧＯＴＨＩＣ」コードを本評価に用いることの妥当性を示す。

２．本計算機コードの特徴(1) 概要本解析コードは，気相，液体連続相，及び液体分散相（液滴）の三相について，各々，
質量，運動量，エネルギーの３保存式を解く，完全三流体（９保存式）解析コードである。
各相間の質量，運動量，エネルギーの移動は構成式モデルにより取り扱われ，これにより，凝縮・沸騰現象や，液滴による気体の引き込み等，複雑な混相流現象を模擬することができる。また，特殊モデルとして，ファンや水素結合器等の機器のモデルが組み込まれており，これらの機器固有の物理現象を模擬できる。
本解析コードは，このような基本構成により，原子炉建屋内の気液混相の熱流動を取り扱うことができる。
(2) 流体前記のように，本解析コードは各種液体の流動，気体の流動及び相変化を取り扱うことができる。このうち気体については，蒸気を含む様々なガスが混合した多成分ガスの取り扱いが可能であり，水素ガス，窒素ガス，酸素ガス等ガスを考慮可能である。
(3) 伝熱各流体相間の伝熱（エネルギー移動）は，(1)で記述したように構成式モデルで考慮される。それ以外の壁面等の構造体への伝熱は，構造体をヒートシンクとしてモデル化し，これらと流体間の伝熱及び構造体内部の熱伝導を考慮できる。
流体と熱構造体間の伝熱は，熱伝達モデルにより評価する。熱伝達モデルには，自然対
流，強制対流熱伝達，凝縮熱伝達モデル等が組み込まれており，壁面等での蒸気の凝縮，
水の沸騰や流体・構造物間の熱伝達を考慮可能である。
(4) 形状モデリング
各区画を１ノードとして扱う集中定数系モデル，複数ノード（サブノード分割）として扱う分布定数系モデルがあり，解析内容に応じて適切にモデル化することが可能である。
このうち，分布定数系モデル（サブノードモデル）は，いわゆる直交系の構造格子モデ
ルであり，３次元の流体挙動が計算される。分布定数系モデルにおいては，各サブノード
参考 3-1

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の体積や高さ等，また，サブノード間の流路面積や水力等価直径等の形状パラメータを設定することにより，当該部の３次元形状をモデル化することが可能である。更に，乱流モ
デル及び分子拡散モデルが組み込まれており，乱流拡散及び分子拡散による質量・運動量・エネルギーの移動を考慮可能である。また，壁面摩擦モデルや局所圧力損失モデルにより，壁面と流体との相互作用や，流路内の構造物を通過することによる運動量・エネル
ギーの損失を考慮可能である。更に，各相間の界面を通じた質量，運動量，エネルギーの移動が考慮されている。これらにより，各サブノードの質量・運動量・エネルギーの保存式を計算することにより，三次元熱流動を評価する。
集中定数系においては，各区画・各相について質量とエネルギーの保存式が計算される。
一方，集中定数系の区画間の流れはフローパスモデルで模擬する。フローパスは，各相について１次元の運動量の保存式が計算され，壁面摩擦モデル，局所圧力損失モデル，各相間の界面を通じた運動量の移動等が考慮されている。また，区画と境界条件とを接続する
ことにより，境界との流体の流入・流出が計算される。フローパスは１次元の流れである
が，場合によって，これらを複数設置することにより，区画間の循環流れ等も模擬することができる。
形状モデルの例を図 2-1 に示す。
区画２（分布定数系）

区画１（集中定数系）
フローパス

サブノード
間流路

サブ
ノード１

サブ
ノード２

サブ
ノード３

サブ
ノード４

図 2-１ 形状モデル例(5) 境界条件
流量を指定する流出入境界や，圧力を指定する圧力境界，熱流束や温度境界条件等が設定可能である。
(6) 機器モデル
ファンや水素結合器等の機器を模擬可能である。ファンモデルは，フローパスに流入・流出する流量を制御できる。水素再結合器モデルは，当該モデルに流入する水素ガスと酸
素ガスの結合反応及び上記結合反応によって生じる反応発熱を制御できる。

参考 3-2

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３．本計算機コードの妥当性確認
原子炉建屋内水素流動解析に本計算機コードを用いることの妥当性を確認するため，基本的な物理現象である三次元的な流動によるガスの流動・拡散現象，ガスの熱流動と水素ガ
ス濃度変化への影響が大きい水蒸気の壁面熱伝達による凝縮及び構造体内部熱伝導，PAR モ
デルに着目する。
(1) 三次元流動・濃度解析
原子炉建屋内では，格納容器等から漏えいしたガスが拡散し，また，雰囲気ガスと混合する。
建屋水素対策の有効性評価では，オペレーティングフロアに対して，多ノード分割できる分布定数系モデルを適用することで，水素ガスや水蒸気等ガスのノード間への拡散・混合を解析可能である。
ガス拡散・混合に関する代表的な総合効果試験として NUPEC 試験があり(図 3.1-1 参照)，表 3.1-1，図 3.1-2～4 に示す試験体系において，ガス放出の有無，放出ガス種類（水
蒸気又は水素ガスの代替としてのヘリウム）やスプレイの有無等を考慮した 35 ケースの試験が行われており，雰囲気温度やガス濃度分布が測定されている。ここでは，水蒸気と水素ガスの両方が放出され，かつスプレイを想定しない点で建屋水素対策の条件に近い
Test M-4-3 を対象に，解析の試験データとの比較を行った。
Test M-4-3 試験条件は以下の通りである。
1. 初期圧力：101 [kPa(abs)] ・

2. 初期温度：28 [℃]

3. 破断流量の蒸気成分：0.33 [kg/s] (30 分で停止)

4. 破断流量のヘリウム成分：0.03 [kg/s] (30 分で停止)

5. 破断位置：図 3.1-3 参照

6. スプレイ：なし

参考 3-3

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以上より，PCV リークによる水素ガスや水蒸気の放出を想定して，ガス拡散・混合を評価する原子炉建屋内水素流動解析に本コードを適用するのは妥当である。

参考 3-4

表 3.1-1 NUPEC 試験体系の内部区画(出典：[1] Table3-2)
ノード番号

区画

1

炉内計装チェイス

2

CV サンプ ポンプ室

3

一般部(下部) C

4

一般部(下部) D

5

一般部(下部) A

6

一般部(下部) B

7

SG 基礎部 C

8

SG 基礎部 D(Test M-4-3 ヘリウム,蒸気放出位置)

9

CV 冷却材 ドレンタンク

10

SG 基礎部 A

11

SG 基礎部 B

12

一般部(上部) C,D

13

一般部(上部) A,B

14

SG ループ室 C

15

SG ループ室 D

16

加圧器室(下部)

17

SG ループ室 A

18

SG ループ室 B

19

キャビティ

20

SG 煙突部 C

21

SG 煙突部 D

22

加圧器室(上部)

23

SG 煙突部 A

24

SG 煙突部 B25

ドーム部

参考 3-5

図 3.1-1 水素濃度の範囲と試験スケール(出典：[1] Fig.3-1)

参考 3-6

図 3.1-2 NUPEC 試験体系の概要(出典：[2] Fig.16-1)

参考 3-7

ヘリウム，
蒸気放出区画図 3.1-3 NUPEC 試験体系における区画と開口部(出典：[2] Fig.16-2)

参考 3-8図 3.1-4 NUPEC 試験体系におけるヘリウム濃度及び圧力の計測点(出典：[3] 図 3.1.4)

参考 3-9

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参考 3-10

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参考 3-11

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参考 3-12

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参考 3-13

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(2) 水蒸気の壁面熱伝達による凝縮
格納容器等からの漏えいに含まれる高温の水蒸気は，壁面との熱伝達により凝縮される。
建屋水素対策の有効性評価に用いた凝縮熱伝達モデルとして，GOTHIC コードに内蔵されている DLM-FM モデル(Diffusion Layer Model with enhancement due to Filmroughening and Mist generation in the boundary layer)を使用した。本モデルは，液膜の擾乱や壁面付近での液滴発生を考慮した最適評価モデルである(図 3.2-1)。
本モデルで評価された凝縮熱伝達率の試験データとの比較を図 3.2-2 に示す。ここで試験は，内田，ウィスコンシン大学や Debhi MIT 等で実施されたものであり，試験パラメータは以下の通り広範囲である。

図より，ほとんどの試験データを約 20%以内で再現しており，原子炉建屋内水素流動解
析において想定されるパラメータ範囲が以下のように試験範囲に収まっていることから，
本モデルを適用するのは妥当である。

参考 3-14

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図 3.2-2 DLM-FM モデルの試験データとの比較(出典：[2] Fig.5-40)

参考 3-15

(3) 構造体内部熱伝導
オペレーティングフロアにおける壁や天井において，建屋内側からの放熱で熱伝導が生じる。
GOTHIC コードに内蔵されている構造体熱伝導モデルは，一次元的に熱伝導方程式にしたがって計算される。
円筒の体系において，本モデルで評価した温度の時間変化の解析解との比較を図 3.31 に示す。円筒内の初期温度を 500[F]，円筒周りの流体温度を 200[F]とする条件で，円筒中心の時間変化を評価したものであり，解析解とよく一致している。
これより，本モデルを高温の PCV リークを想定する原子炉建屋内水素流動解析に適用するのは妥当である。
1. 熱伝導率：12 [Btu/hr-ft-R]

2. 定圧比熱：0.1 [Btu/lbm-R]

3. 密度：400 [lbm/ft3]

4. 円筒径：2 [in]5. 円筒内の初期温度：500 [F]6. 円筒周りの流体温度：200 [F]図 3.3-1 円筒中心温度の１次元熱伝導モデルによる計算結果(変数名：TA3)と解析解(変数名：DC3T)との比較 (出典：[2] Fig.4-8)

参考 3-16(4) PAR モデル
オペレーティングフロアのような相対的に広大な空間に設置された PAR による水素再結合挙動を、GOTHIC コードによって適切に行えるかどうかについては、以下の２つの点に着目して検討する必要がある。
・GOTHIC でモデル化する PAR において、本来、PAR 内部で生じているような局所的な熱流動影響を伴う、PAR の水素・酸素再結合を取り扱えるか否か。
・PAR の大きさに対して、相対的に空間スケールの大きい「粗メッシュ」モデルによっても、適正な PAR 流入気体条件（水素、酸素濃度、気体温度、圧力）を与えることができるか否か。
以下では、これらの観点に対しての考察・検討を示す。
① PAR の自然循環流量の扱い
PAR の内部においては、カートリッジにおける水素・酸素の再結合開始に伴い、カートリ
ッジでの再結合熱の流入気体への伝熱、伝熱に伴う気体の浮力による上昇流の発生、及び上昇流に対する流動抵抗の発生等、複雑な熱流動現象が発生していると考えられる。
SNL で行われた試験(4)で PAR の水素処理量の基本式についての妥当性検証においては、PAR の入口において計測された水素濃度、気体圧力、気体温度（図 3.4-1）を相関式への入力値として与えており、これによって相関式の妥当性が確認された。すなわち、PAR 内部の複雑な熱流動現象の結果としての水素処理速度を、PAR の入口において計測された水素濃度、
気体圧力、気体温度（図 3.4-1）の関数として整理して与えたものが、2.2.1.2 の（式１）
水素処理速度相関式である。すなわち、（式１）は PAR 内の浮力や流動抵抗等の PAR の自然
循環流動及び水素処理特性を内包しており、PAR 入口条件として水素濃度、気体圧力、気体
温度を与えれば、これらの PAR の自然循環流量を陰に含んだ形で、当該 PAR 水素処理速度を得ることができるように配慮されている。

参考 3-17

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図 3.4-1 SNL で行われた試験の計測位置＜基本式入力値＞

参考 3-18

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②GOTHIC における PAR のモデル化
2.2.1.2 の（式１）の NIS 社製の PAR による水素処理相関式は、以下の２項に分けて記述された Fisher の相関式(5)による。
まず、再結合熱による PAR 内の温度上昇により、PAR 内外に温度差が発生する。温度差によって発生する浮力の効果により、PAR 入口から PAR 内にガスが自然に引き込まれる。その体積流量は浮力と流動抵抗のバランスで決まり、NIS 社製 PAR について PAR 入口の水素濃度の関数として以下の相関式により記述される。
Q = 0.67.

⁄ )Q：PAR 入口体積流量（定常状態）(：PAR 入口水素体積濃度(-)

次に、PAR 入口から引き込まれたガスは、PAR 内に設置されたカートリッジにより水素・酸素の再結合反応を生じる。NIS 社製 PAR について水素処理速度は、PAR 内に引き込まれるガスの体積流量、PAR 入口の水素濃度等の関数として以下の相関式により記述される。
R =ε∙Q∙

ε：水素処理効率係数(-)
R：水素処理質量速度(⁄ )：PAR 入口水素質量密度(

更に、

⁄

)

については、=∙：PAR 入口圧力()：水素気体定数（質量表示）
T：PAR 入口気体温度( )。

∙参考 3-19

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③GOTHIC のオペフロ解析モデルと PAR モデルの関係
上記②により、GOTHIC コードにおいて、PAR の水素処理速度相関式を忠実にモデル化していることを示した。また、①により、PAR 入口の水素濃度、気体圧力、気体温度を与えれば、適正な水素処理速度を計算できることを示した。
2.2.2 で示した、GOTHIC による PAR の解析においては、オペフロ内のサブボリュームの大
きさは、PAR の大きさに比して大きく、PAR 入口部を局所的にモデル化はしていない。よて、PAR の水素処理量を適正に評価するためには、
PAR の入口条件を適切に評価する必要がある。
これについて考察を行った。
2.2.2 で示した、GOTHIC の解析モデルにおいては、PAR はフローパスの入口と出口を同じサブノードに接続している。すなわち、PAR の設置部周辺について、局所的な、気体温度、
水素ガス、酸素ガス等ガス濃度、及び気体圧力の分布は一様であり、PAR 入口について局所性は考慮していない。これによる PAR の入口条件への影響を考察する。
・水素濃度
PAR で処理され水素濃度が低くなったガスが，フローパスの出口より同サブノードに排出され混合する。そのため，同サブノードの水素濃度は，実際の PAR 入口の水素濃度よりも低くなり，水素処理速度が実際よりも小さくなると考えられる。
・酸素濃度
PAR で処理され酸素濃度が低くなったガスが，フローパスの出口より同サブノードに排出され混合する。そのため，同サブノードの酸素濃度は，実際の PAR 入口の酸素濃度よりも低くなり，低酸素ファクターの影響を受けやすくなる。
・温度
GOTHIC モデルにおいては、PAR の水素・酸素再結合による発生熱量が、サブノード
内の気体全体を加熱するため、PAR 出口温度については、実際よりも低く評価され、浮力による上昇速度が実際よりも小さくなる。これは、オペフロ内の気体の混合性を小さくする。水素濃度分布の局所化や成層化の観点からは、オペフロ内の気体の混合性が促進されないほうが一般に厳しい評価となると考えられる。
また、PAR に流入する気体温度の観点からは、実際よりも高温な気体が PAR に流入することになり、これは PAR の水素処理速度を実際よりも低下させる方向に作用する。

参考 3-20

・気体圧力解析においては、サブノード内の気体圧力は一定である。一方、実際の流動においては、圧力に分布がある。しかしながら、解析対象としているような、解放空間にける空間内の圧力差は小さく、圧力分布を均一に扱っている影響は僅少と考えられる。
④PAR 設置状態における総合的な解析能力
3(1)に示した NUPEC 試験についての解析は、上記の①～③が適合する状況で行われたものであり、この結果は、3(1)で先述のように、GOTHIC で適切な PAR 解析を行い得ることを示している。
以上から、GOTHIC コードによる PAR 解析については、・PAR の自然循環流量については、PAR 入口条件に縮約された水素処理速度相関式により、・PAR 周囲を比較的粗メッシュであることについては、その設定が PAR の水素処理量を低く見積もる定性的傾向があることにより、評価モデルとしては適正であることを示した。また、総合的な評価能力については、3(1)の実験解析により、適切な解析能力があることを示した。
以上の検討から、GOTHIC における PAR のモデル化、及び同モデルを用いての水素・酸素再結合解析は適正に実施できる。

参考文献[1] NUPEC ，“ Final Comparison Report on ISP-35 : NUPEC Hydrogen Mixing andDistribution Test (Test M-7-1)”， CSNI Report NEA/CSNI/R(94)29， December，
1994.
https://www.oecd-nea.org/nsd/docs/1994/csni-r1994-29.pdf[2] Electric Power Research Institute, Inc.,“GOTHIC CONTAINMENT ANALYSIS PACKAGEQUALIFICATION REPORT Version 7.2a(QA)”, NAI 8907-09 Rev 9, January 2006
[3] 独立行政法人原子力安全基盤機構，溶接部等熱影響部信頼性実証試験(原子炉格納容器)に関する報告書(平成 4 年度)，平成 5 年 3 月[4] Thomas K.Blanchat, Asimios C. Malliakos, “TESTING A PASSIVE AUTOCATALYTIC
RECOMBINER IN SURTESY TEST”, Nuclear Technology Vol.129 March 2000
[5] Karsten Fischer, Qualification of a passive catalytic module for hydrogen
mitigation, Nuclear Technology, Vol.112, p.58-62, 1995
参考 3-21