東海第二発電所 工事計画審査資料

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資料番号

工認-530 改 3

提出年月日

2018 年 9 月 14 日

日本原子力発電株式会社
東海第二発電所

工事計画審査資料

原子炉冷却系統施設のうち
非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧代替注水系）（添付書類）

Ⅴ-1 説明書
Ⅴ-1-1 各発電用原子炉施設に共通の説明書
Ⅴ-1-1-4 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書
Ｖ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書原子炉冷却系統施設）
Ⅴ-1-1-4-3-25

設定根拠に関する説明書（低圧代替注水系

常設低圧代替注水系ポンプ）
Ⅴ-1-1-4-3-26

設定根拠に関する説明書（低圧代替注水系

可搬型代替注水大型ポン

プ）
Ｖ-1-1-4-3-27

設定根拠に関する説明書（低圧代替注水系

可搬型代替注水中型ポンプ）
Ⅴ-1-1-4-3-28 設定根拠に関する説明書（低圧代替注水系 代替淡水貯槽）
Ⅴ-1-1-4-3-29 設定根拠に関する説明書（低圧代替注水系 西側淡水貯水設備）
Ⅴ-1-1-4-3-30 設定根拠に関する説明書（低圧代替注水系 主配管（常設））
Ⅴ-1-1-4-3-31 設定根拠に関する説明書（低圧代替注水系 主配管（可搬型））
Ⅴ-6 図面
4

原子炉冷却系統施設
4.4 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
・原子炉冷却系統施設 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備に係る機器の配置を明示した図面（1／4）【第 4-4-1 図】
・原子炉冷却系統施設 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備に係る機器の配置を明示した図面（2／4）【第 4-4-2 図】
・原子炉冷却系統施設 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備に係る機器の配置を明示した図面（3／4）【第 4-4-3 図】
4.4.7 低圧炉心スプレイ系
・原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧代替注水系）に係る主配管の配置を明示した図面（1／13）【第 4-4-7-1 図】
・原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧代替注水系）に係る主配管の配置を明示した図面（2／13）【第 4-4-7-2 図】

1

・原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧代替注水系）に係る主配管の配置を明示した図面（3／13）【第 4-4-7-3 図】
・原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧代替注水系）に係る主配管の配置を明示した図面（4／13）【第 4-4-7-4 図】
・原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧代替注水系）に係る主配管の配置を明示した図面（5／13）【第 4-4-7-5 図】
・原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧代替注水系）に係る主配管の配置を明示した図面（6／13）【第 4-4-7-6 図】
・原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧代替注水系）に係る主配管の配置を明示した図面（7／13）【第 4-4-7-7 図】
・原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧代替注水系）に係る主配管の配置を明示した図面（8／13）【第 4-4-7-8 図】
・原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧代替注水系）に係る主配管の配置を明示した図面（9／13）【第 4-4-7-9 図】
・原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧代替注水系）に係る主配管の配置を明示した図面（10／13）【第 4-4-7-10 図】
・原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧代替注水系）に係る主配管の配置を明示した図面（11／13）【第 4-4-7-11 図】
・原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧代替注水系）に係る主配管の配置を明示した図面（12／13）【第 4-4-7-12 図】
・原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧代替注水系）に係る主配管の配置を明示した図面（13／13）【第 4-4-7-13 図】
・原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧代替注水系）の系統図（1／10）（設計基準対象施設）【第 4-4-7-14 図】

2

・原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧代替注水系）の系統図（2／10）（重大事故等対処設備）【第 4-4-7-15 図】
・原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧代替注水系）の系統図（3／10）（設計基準対象施設）【第 4-4-7-16 図】
・原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧代替注水系）の系統図（4／10）（重大事故等対処設備）【第 4-4-7-17 図】
・原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧代替注水系）の系統図（5／10）（設計基準対象施設）【第 4-4-7-18 図】
・原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧代替注水系）の系統図（6／10）（重大事故等対処設備）【第 4-4-7-19 図】
・原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧代替注水系）の系統図（7／10）（設計基準対象施設）【第 4-4-7-20 図】
・原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧代替注水系）の系統図（8／10）（重大事故等対処設備）【第 4-4-7-21 図】
・原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧代替注水系）の系統図（9／10）（設計基準対象施設）【第 4-4-7-22 図】
・原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧代替注水系）の系統図（10／10）（重大事故等対処設備）【第 4-4-7-23 図】
・原子炉冷却系統施設 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧代替注水系）の構
造図 常設低圧代替注水系ポンプ【第 4-4-7-24 図】
・原子炉冷却系統施設 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧代替注水系）の構
造図 可搬型代替注水大型ポンプ【第 4-4-7-25 図】
・原子炉冷却系統施設 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧代替注水系）の構
造図 可搬型代替注水中型ポンプ【第 4-4-7-26 図】

3

・原子炉冷却系統施設 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧代替注水系）の構
造図 代替淡水貯槽【第 4-4-7-27 図】
・原子炉冷却系統施設 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧代替注水系）の構
造図 西側淡水貯水設備【第 4-4-7-28 図】

4

Ⅴ-1-1-4-3-25 設定根拠に関する説明書

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-25 R2（低圧代替注水系 常設低圧代替注水系ポンプ）

5

名

称

常設低圧代替注水系ポンプ
189 以上，150 以上，80 以上，50 以上，70 以上，180 以上，

容量m3/h/個揚程m

最高使用圧力MPa

吸込側 静水頭，吐出側 3.14

最高使用温度

℃

66

原動機出力

kW/個

190

個数

―

2

190 以上，147 以上 （200）107 以上，123 以上，111 以上，68 以上，112 以上，147 以上，131 以上，114 以上 （200）【設定根拠】（概要）
重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-25 R2

代替注水系）として使用する常設低圧代替注水系ポンプは，以下の機能を有する。
常設低圧代替注水系ポンプは，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設置する。
系統構成は，代替淡水貯槽を水源とした常設低圧代替注水系ポンプより，残留熱除去系配管を介して，原子炉圧力容器へ注水することにより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計とする。
重大事故等時に核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設のうち使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備（代替燃料プール注水系）として使用する常設低圧代替注水系ポンプは，以下の機能を有する。
常設低圧代替注水系ポンプは，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能又は注水機能が喪失し，又は使用済燃料貯蔵槽からの水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位が低下した場合において使用済燃料貯蔵槽内の燃料又は使用済燃料を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するために設置する。
また，使用済燃料貯蔵槽からの大量の水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位が異常に低下した場合において貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し，及び臨界を防止するために設置する。
系統構成は，代替淡水貯槽を水源とした常設低圧代替注水系ポンプより，使用済燃料貯蔵槽
である使用済燃料プールに淡水又は海水を注水，スプレイすることにより貯蔵槽内燃料体等を冷却又は損傷を緩和し，及び臨界を防止できる設計とする。

1

6

重大事故等時に原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替格納容器スプレイ冷却系）として使用する常設低圧代替注水系ポンプは，以下の機能を有する。
常設低圧代替注水系ポンプは，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設置する。
また，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために設置する。
系統構成は，代替淡水貯槽を水源とした常設低圧代替注水系ポンプより，残留熱除去系配管を介して，原子炉格納容器内にあるスプレイヘッダより原子炉格納容器内にスプレイすることにより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計とする。
重大事故等時に原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-25 R2

全設備（格納容器下部注水系）として使用する常設低圧代替注水系ポンプは，以下の機能を有する。
常設低圧代替注水系ポンプは，炉心の著しい損傷が発生した場合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設置する。
系統構成は，代替淡水貯槽を水源とした常設低圧代替注水系ポンプより，原子炉格納容器
下部のペデスタル（ドライウェル部）に淡水又は海水を注水することにより原子炉格納容器の破損を防止する設計とする。
重大事故等時に原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安
全設備（低圧代替注水系）として使用する常設低圧代替注水系ポンプは，以下の機能を有する。
常設低圧代替注水系ポンプは，炉心の著しい損傷が発生した場合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設置する。
系統構成は，代替淡水貯槽を水源とした常設低圧代替注水系ポンプより，残留熱除去系配管を介して，原子炉圧力容器へ注水することにより溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下を防止又は遅延できる設計とする。

2

7

1.

容量の設定根拠1.1 低圧代替注水系として使用する場合の容量 189 m3/h/個以上
残留熱除去系配管から原子炉圧力容器へ注水する場合の常設低圧代替注水系ポンプの容量は，炉心の著しい損傷の防止対策に係る有効性評価解析（原子炉設置変更許可申請書添付書類十）において，原子炉圧力容器への注水量を常設低圧代替注水系ポンプで 378 m3/hとしていることから，189 m3/h/個以上とする。
1.2 代替燃料プール注水系として使用する場合の容量 50 m3/h/個以上，70 m3/h/個以上
使用済燃料プール注水時に必要な容量は，使用済燃料プール内の燃料破損の防止対策の有効性評価解析（原子炉設置変更許可申請書添付書類十）の想定事故１及び想定事故２において有効性が確認されている使用済燃料プールへの注水量が 50 m3/h であることから，
50 m3/h/個以上とする。
常設スプレイヘッダを用いた使用済燃料プールスプレイ時に必要な容量は，添付書類「Ⅴ-1-3-4 使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する説明書」において確認されているスプNT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-25 R2

レイ量が約 70 m3/h であることから，70 m3/h/個以上とする。
1.3 代替格納容器スプレイ冷却系として使用する場合の容量 150 m3/h/個以上
原子炉格納容器内へスプレイする場合の常設低圧代替注水系ポンプの容量は，炉心の著しい損傷の防止対策に係る有効性評価解析（原子炉設置変更許可申請書添付書類十）において，原子炉格納容器内へのスプレイ流量を常設低圧代替注水系ポンプで 300 m3/h としていることから，150 m3/h/個以上とする。
1.4 格納容器下部注水系，低圧代替注水系として使用する場合の容量 80 m3/h/個以上，189
m3/h/個以上
原子炉格納容器下部のペデスタル（ドライウェル部）に注水する場合の常設低圧代替注
水系ポンプの容量は，格納容器破損防止対策の有効性評価解析（原子炉設置変更許可申請書添付書類十）において，ペデスタル（ドライウェル部）への注水量を常設低圧代替注水系
ポンプで 80 m3/h としていることから，80 m3/h/個以上とする。
また，残留熱除去系配管から原子炉圧力容器へ注水する場合の常設低圧代替注水ポンプの容量は，炉心の著しい損傷の防止対策に係る有効性評価解析（原子炉設置変更許可申請書添付書類十）において，原子炉圧力容器への注水量を常設低圧代替注水系ポンプで378m3/h としていることから，189 m3/h/個以上とする。

38

1.5 低圧代替注水系及び代替格納容器スプレイ冷却系として同時に使用する場合の容量 180
m3/h/個以上
原子炉圧力容器へ注水及び原子炉格納容器内へスプレイを同時に実施する場合の常設
低圧代替注水系ポンプの容量は，有効性評価解析（原子炉設置変更許可申請書添付書類十）において原子炉圧力容器への注水量を 230 m3/h，原子炉格納容器内へのスプレイ流量を
130 m3/h として，常設低圧代替注水系ポンプで 360 m3/h としていることから，180 m3/h/個以上とする。
1.6

代替格納容器スプレイ冷却系及び格納容器下部注水系として同時に使用する場合の容190 m3/h/個以上

量

原子炉格納容器内へスプレイ及び原子炉格納容器下部のペデスタル（ドライウェル部）
へ注水を同時に実施する場合の常設低圧代替注水系ポンプの容量は，有効性評価解析（原子炉設置変更許可申請書添付書類十）において原子炉格納容器内へのスプレイ流量を 300
m3/h，ペデスタル（ドライウェル部）への注水量を 80 m3/h として，常設低圧代替注水系
NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-25 R2ポンプで 380 m3/h としていることから，190 m3/h/個以上とする。
1.7 低圧代替注水系，代替格納容器スプレイ冷却系及び代替燃料プール注水系として同時に使用する場合の容量 147 m3/h/個以上
原子炉圧力容器へ注水，原子炉格納容器内へスプレイ及び使用済燃料プールへ注水を同時に実施する場合の常設低圧代替注水系ポンプの容量は，有効性評価解析（原子炉設置変更許可申請書添付書類十）において原子炉圧力容器への注水量を 50 m3/h，使用済燃料プールへの注水量を 114 m3/h，原子炉格納容器内へのスプレイ流量を 130 m3/h として，常設低圧代替注水系ポンプで 294 m3/h としていることから，147 m3/h/個以上とする。
公称値については，要求される最大容量 190 m3/h/個を上回る 200 m3/h/個とする。
2.

揚程の設定根拠2.1 低圧代替注水系として使用する常設低圧代替注水系ポンプの揚程は，下記を考慮する。
①

代替淡水貯槽と原子炉圧力容器の圧力差：0 MPa（＝0 m）②

静水頭（代替淡水貯槽出口管水位と原子炉圧力容器水位の標高差）：50.6 m③

配管・機器圧力損失：m

上記より，低圧代替注水系として使用する場合の常設低圧代替注水系ポンプの揚程は，①〜③の合計がm を上回る 107 m 以上とする。

49

2.2 代替燃料プール注水系として使用する常設低圧代替注水系ポンプの揚程は，下記を考慮する。
・代替燃料プール注水系（代替注水配管）①

代替淡水貯槽と使用済燃料プールの圧力差：0 MPa（＝0 m）②

静水頭（代替淡水貯槽出口管水位と代替燃料プール注水配管端部の標高差）：61.9 m③

配管・機器圧力損失：m

上記より，代替燃料プール注水系（代替注水配管）として使用する場合の常設低圧代替
注水系ポンプの揚程は，①〜③の合計

m を上回る 68 m 以上とする。

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-25 R2・代替燃料プール注水系（スプレイヘッダ）①

代替淡水貯槽と使用済燃料プールの圧力差：0 MPa（＝0 m）②

静水頭（代替淡水貯槽出口管水位とスプレイヘッダの標高差）：62.3 m③

配管・機器圧力損失：m

上記より，代替燃料プール注水系（スプレイヘッダ）として使用する場合の常設低圧代
替注水系ポンプの揚程は，①〜③の合計が2.3

m を上回る 112 m 以上とする。

代替格納容器スプレイ冷却系として使用する常設低圧代替注水系ポンプの揚程は，下記を考慮する。
①

代替淡水貯槽と原子炉格納容器の圧力差：0.620 MPa（＝63.6 m）②

静水頭（代替淡水貯槽出口管水位と原子炉格納容器スプレイ配管の標高差）：35.2 m③

配管・機器圧力損失：m

上記より，代替格納容器スプレイ冷却系として使用する場合の常設低圧代替注水系ポン
プの揚程は，①〜③の合計がm を上回る 123 m 以上とする。

2.4 格納容器下部注水系として使用する常設低圧代替注水系ポンプの揚程は，下記を考慮する。
・格納容器下部注水系①

代替淡水貯槽とペデスタル（ドライウェル部）の圧力差：0.620 MPa（＝63.6 m）②

静水頭（代替淡水貯槽出口管水位と格納容器下部注配管端部の標高差）：31.5 m③

配管・機器圧力損失：m

上記より，格納容器下部注水系として使用する場合の常設低圧代替注水系ポンプの揚程は，①〜③の合計がm を上回る 111 m 以上とする。

510

・低圧代替注水系①

代替淡水貯槽と原子炉圧力容器の圧力差：0 MPa（＝0 m）②

静水頭（代替淡水貯槽出口管水位と原子炉圧力容器水位の標高差）：50.6 m③

配管・機器圧力損失：m

上記より，低圧代替注水系として使用する場合の常設低圧代替注水系ポンプの揚程は，①〜③の合計がm を上回る 107 m 以上とする。

2.5 低圧代替注水系及び代替格納容器スプレイ冷却系として同時に使用する常設低圧代替注

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-25 R2

水系ポンプの揚程は，下記を考慮する。
①

代替淡水貯槽と原子炉圧力容器の圧力差：0.604 MPa（＝62.0 m）②

静水頭（代替淡水貯槽出口管水位と原子炉圧力容器水位の標高差）：50.6 m③

配管・機器圧力損失：m

上記より，低圧代替注水系及び代替格納容器スプレイ冷却系として同時に使用する場合の常設低圧代替注水系ポンプの揚程は，①〜③の合計がm を上回る 147 m 以上とする。
2.6 代替格納容器スプレイ冷却系及び格納容器下部注水系として同時に使用する常設低圧代
替注水系ポンプの揚程は，下記を考慮する。
①

代替淡水貯槽と原子炉圧力容器の圧力差：0.620 MPa（＝63.6 m）②

静水頭（代替淡水貯槽出口管水位と原子炉圧力容器スプレイ配管の標高差）：35.2 m③

配管・機器圧力損失：m

上記より，代替格納容器スプレイ冷却系及び格納容器下部注水系として同時に使用する
場合の常設低圧代替注水系ポンプの揚程は，①〜③の合計がm を上回る 131 m 以上とする。
2.7 低圧代替注水系，代替格納容器スプレイ冷却系及び代替燃料プール注水系として同時に使用する常設低圧代替注水系ポンプの揚程は，下記を考慮する。
①

代替淡水貯槽と原子炉圧力容器の圧力差：0.449 MPa（＝46.1 m）②

静水頭（代替淡水貯槽出口管水位と原子炉圧力容器水位の標高差）：50.6 m③

配管・機器圧力損失：

m

6

11

上記より，低圧代替注水系，代替格納容器スプレイ冷却系及び代替燃料プール注水系として同時に使用する場合の常設低圧代替注水系ポンプの揚程は，①〜③の合計がmを上回る 114 m 以上とする。
公称値については，要求される最大揚程 147 m を上回る 200 m とする。
3.

最高使用圧力の設定根拠
3.1 吸込側の最高使用圧力

静水頭

常設低圧代替注水系ポンプを重大事故等時において使用する場合の圧力は，重大事故等時における代替淡水貯槽の使用圧力と同じ静水頭とする。
3.2 吐出側の最高使用圧力 3.14 MPa
常設低圧代替注水系ポンプを重大事故等時において使用する場合の圧力は，ポンプ許容締切

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-25 R2

全揚程
4.

MPa に代替淡水貯槽の静水頭 0.20 MPa を加えた圧力 3.14 MPa とする。

最高使用温度の設定根拠
常設低圧代替注水系ポンプを重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時における代替淡水貯槽の最高使用温度と同じ 66 ℃とする。
5.

原動機出力の設定根拠
常設低圧代替注水系ポンプの原動機出力は，流量 200 m3/h のときの軸動力を基に設定する。
常設低圧代替注水系ポンプの容量 200 m3/h，揚程 200 m のときの必要軸動力は，次式より約kW となる。
Ｐw＝10-3・ρ・g・Ｑ・Ｈ
η＝

ＰＷ
Ｐ

・100

（引用文献：日本工業規格 ＪＩＳ Ｂ ０１３１（2002）「ターボポンプ用語」）
Ｐ＝Ｐ

10-3・ρ・g・Ｑ・Ｈ
η／100：軸動力（kW）

Ｐｗ ：水動力（kW）
ρ：密度（㎏/m3）

＝1000
2

g

：重力加速度（m/s ）＝9.80665Ｑ：容量（m3/s）＝200/3600

Ｈ：揚程（m）＝200

η

：ポンプ効率（％）（設計計画値）＝

7

12

Ｐ＝

10-3×1000×9.80665×
／100

200
×200
3600
＝

≒

kW

以上より，常設低圧代替注水系ポンプの原動機出力は必要軸動力

kW を上回る 190 kW/個とする。
6.

個数の設定根拠常設低圧代替注水系ポンプ（原動機含む）は，重大事故等対処設備として原子炉格納容器、

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-25 R2E

原子炉圧力容器並びに使用済燃料プールへ注水するために必要な個数である 2 個を設置する。

813

Ⅴ-1-1-4-3-26 設定根拠に関する説明書

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-3-26 R0（低圧代替注水系 可搬型代替注水大型ポンプ）14

名

可搬型代替注水大型ポンプ

称110 以上，50 以上，70 以上，120 以上，1338 以上，
容量m3/h/個10 以上，130 以上，80 以上，196 以上（1320，1380）
59 以上，121 以上，140 以上，125 以上，

揚

程

m

55 以上，97 以上，121 以上（140，135）

最

高

使

用

圧

力

MPa

1.4

最

高

使

用

温

度

℃

40

原

動

出

力

kW/個

847

数

−

3（予備 2）機

個【設定根拠】

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-3-26 R3（概要）
重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧代
替注水系）として使用する可搬型代替注水大型ポンプは，以下の機能を有する。
可搬型代替注水大型ポンプは，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設置する。
系統構成は，代替水源（代替淡水貯槽又はＳＡ用海水ピット）を水源として可搬型代替注水大型ポンプと接続口を可搬型ホースにて接続し，残留熱除去系配管又は低圧炉心スプレイ系配管を介して原子炉圧力容器内へ注水することにより，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止できる設計とする。
重大事故等時に核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設のうち使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備（代替燃料プ−ル注水系）として使用する可搬型代替注水大型ポンプは，以下の機能を有する。
可搬型代替注水大型ポンプは，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能又は注水機能が喪失し，又は使用済燃料貯蔵槽からの水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位が低下した場合において使用済燃料貯蔵槽内の燃料又は使用済燃料を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するために設置する。
また，使用済燃料貯蔵槽からの大量の水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位が異常に低下した場合において貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し，及び臨界を防止するために設置する。
系統構成は，使用済燃料貯蔵槽である使用済燃料プールの水位が低下した場合において，代替
水源（代替淡水貯槽又はＳＡ用海水ピット）を水源として可搬型代替注水大型ポンプと接続口を

1

15

可搬型ホースにて接続し，低圧代替注水系配管を介して使用済燃料プールへ注水又はスプレイすることにより，使用済燃料プールの水位を維持できる設計とする。また，可搬型代替注水大型ポ
ンプと可搬型スプレイノズルを可搬型ホースにて接続し，使用済燃料プール又は燃料体等へ直接スプレイすることにより，使用済燃料プールの水位を維持又は燃料体等の表面温度を低下させ，燃料損傷を防止又は緩和できる設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷に至った場合において発電所等
外への放射性物質の拡散を抑制するために設置する。
系統構成は，使用済燃料プールの水位が異常に低下した場合において，代替水源（代替淡水貯槽又はＳＡ用海水ピット）を水源として可搬型代替注水大型ポンプと接続口を可搬型ホースにて接続し，低圧代替注水系配管を介して使用済燃料プールへスプレイすることにより，スプレイ水の放射性物質の叩き落としの効果によって環境への放射性物質放出を可能な限り低減できる設計とする。

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-3-26 R3

重大事故等時に核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設のうち使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備（原子炉建屋放水設備）として使用する可搬型代替注水大型ポンプは，以下の機能を有する。
可搬型代替注水大型ポンプは，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容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発電所等外への放射性物質の拡散を抑制するために設置する。
系統構成は，海（ＳＡ用海水ピット）を水源として可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲を可
搬型ホースで接続することにより，原子炉建屋へ放水できる設計とする。放水砲は，設置場所を任意に設定でき，複数の方向から原子炉建屋に向けて放水できる設計とする。
重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち残留熱除去設備（格納容器圧力逃がし装置）として使用する可搬型代替注水大型ポンプは，以下の機能を有する。
可搬型代替注水大型ポンプは，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設置する。
系統構成は，原子炉格納容器の破損を防止するために設置するフィルタ装置のスクラビング水の水位が低下した場合において，代替水源（代替淡水貯槽又はＳＡ用海水ピット）を水源として可搬型代替注水大型ポンプと接続口を可搬型ホースで接続し，格納容器圧力逃がし装置の補給水配管を介してフィルタ装置に水を補給することにより，スクラビング水の水位を維持できる設計とする。
重大事故等時に原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設216備（代替格納容器スプレイ冷却系）として使用する可搬型代替注水大型ポンプは，以下の機能を有する。
可搬型代替注水大型ポンプは，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設置する。また，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉圧力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設置する。
系統構成は，代替水源（代替淡水貯槽又はＳＡ用海水ピット）を水源として可搬型代替注水大型ポンプと接続口を可搬型ホースで接続し，残留熱除去系配管を介して，原子炉格納容器内にあるスプレイヘッダより原子炉格納容器内にスプレイすることにより原子炉格納容器内の冷却等が可能な設計とする。
重大事故等時に原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-3-26 R3備（格納容器下部注水系）として使用する可搬型代替注水大型ポンプは，以下の機能を有する。
可搬型代替注水大型ポンプは，炉心の著しい損傷が発生した場合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設置する。
系統構成は，代替水源（代替淡水貯槽又はＳＡ用海水ピット）を水源として可搬型代替注水大型ポンプと接続口を可搬型ホースで接続し，低圧代替注水系配管を介して原子炉格納容器下部のペデスタル（ドライウェル部）に注水することにより，ペデスタル（ドラウェル部）の床面に落下した溶融炉心を冷却し，溶融炉心・コンクリート相互作用を抑制し，溶融炉心がペデスタル（ドラウェル部）の床面の貫通及び壁面への接触を防止できる設計とする。
重大事故等時に原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設
備（低圧代替注水系）として使用する可搬型代替注水大型ポンプは，以下の機能を有する。
可搬型代替注水大型ポンプは，炉心の著しい損傷が発生した場合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設置する。
系統構成は，代替水源（代替淡水貯槽又はＳＡ用海水ピット）を水源として可搬型代替注水大型ポンプと接続口を可搬型ホースで接続し，残留熱除去系配管又は低圧炉心スプレイ系配管を介して原子炉圧力容器に注水することで，原子炉格納容器下部のペデスタル（ドライウェル部）の床面に溶融炉心が落下するのを遅延又は防止できる設計とする。
重大事故等時に原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設
備（原子炉建屋放水設備）として使用する可搬型代替注水大型ポンプは，以下の機能を有する。
可搬型代替注水大型ポンプは，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は貯蔵槽内燃料

3

17

体等の著しい損傷に至った場合において発電所等外への放射性物質の拡散を抑制するために設置する。
系統構成は，海（ＳＡ用海水ピット）を水源として可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲を可
搬型ホースで接続することにより，原子炉建屋へ放水できる設計とする。放水砲は，設置場所を任意に設定でき，複数の方向から原子炉建屋に向けて放水できる設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損又は貯蔵槽内燃料等の著しい損傷に至った場合において発電所等外への放射性物質の拡散を抑制する設備のうち，
原子炉建屋周辺における航空機衝突による航空機燃料火災に対応するために設置する。
系統構成は，海（ＳＡ用海水ピット）を水源として可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲を可
搬型ホースで接続することにより，泡消火薬剤と混合しながら原子炉建屋周辺へ放水できる設計とする。
重大事故等時に原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の圧力逃がし装置（格納NT2 補② Ⅴ-1-1-4-3-26 R3

容器圧力逃がし装置）として使用する可搬型代替注水大型ポンプは，以下の機能を有する。
可搬型代替注水大型ポンプは，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の過圧による破損を防止するため，原子炉格納容器バウンダリを維持しながら原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために設置する。
また，可搬型代替注水大型ポンプは，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器内における水素による爆発による破損を防止する必要がある場合に，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設置する。
これらの系統構成は，原子炉格納容器の破損を防止するために設置するフィルタ装置のスクラ
ビング水の水位が低下した場合において，代替水源（代替淡水貯槽又はＳＡ用海水ピット）を水源として可搬型代替注水大型ポンプと接続口を可搬型ホースで接続し，格納容器圧力逃がし装置の補給水配管を介してフィルタ装置に水を補給することにより，スクラビング水の水位を維持できる設計とする。
重大事故等時に核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設のうち使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備（代替水源供給設備），原子炉冷却系統施設のうち残留熱除去設備（代替水源供給設備）及び非常用
炉心冷却設備その他原子炉注水設備（代替水源供給設備），原子炉格納施設のうち圧力低減設備
その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替水源供給設備）及び圧力低減設備その他の安全設備の圧力逃がし装置（代替水源供給設備）として使用する可搬型代替注水大型ポンプは，以下の機能を有する。
可搬型代替注水大型ポンプは，設計基準事故の収束に必要な水源とは別に，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を有する水源を確保することに加えて，発電用原子炉施設には，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備に対して重大事故等の収束に必要となる十分な量の水418を供給するために設置する。
系統構成は，代替淡水貯槽への補給の場合は海（ＳＡ用海水ピット），西側淡水貯水設備への補給の場合は代替淡水貯槽又は海（ＳＡ用海水ピット）を水源とした可搬型代替注水大型ポンプ
より，可搬型ホースを介して各代替水源（代替淡水貯槽又は西側淡水貯水設備）へ補給することで，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を供給できる設計とする。
重大事故等時に使用する可搬型代替注水大型ポンプは，上記の機能に加え，これらの機能を組み合わせた同時注水機能も有する。
重大事故等対策の有効性評価解析（原子炉設置変更許可申請書添付資料十）において想定される同時注水ケースは，全交流動力電源喪失及び津波浸水による最終ヒートシンク喪失の場合である。この場合の同時注水ケースは表 1 のとおりである。これらのうち，可搬型代替注水大型ポン
プに要求される容量及び揚程が最大となる原子炉圧力容器（原子炉冷却系統施設のうち非常用炉
心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧代替注水系）），原子炉格納容器（原子炉格納施設のう
ち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替格納容器注水系）），使用済

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-3-26 R3

燃料プール（核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設のうち使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備（代替燃料プール注水系））の 3 箇所同時注水が可能な設計とする。
表 1 可搬型代替注水大型ポンプを使用した同時注水ケース
注水先
ペデスタル

原子炉圧力容器

原子炉格納容器

ケース 1

50 m3/h

130 m3/h

−

−

ケース 2

50 m3/h

130 m3/h−

16 m3/h

1.

（ドライウェル部）

使用済燃料プール

容量の設定根拠1.1 低圧代替注水系として使用する場合の容量 110 m3/h/個以上
原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却系統設備その他原子炉注水設備（低圧代替注水系），原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（低圧代替注水系）として使用する場合の可搬型代替注水大型ポンプの容量は，炉心の冷却を行うために必要な注水量を基に設定する。
炉心の著しい損傷の防止対策に係る有効性評価解析（原子炉設置変更許可申請書添付書類
十）のうち，低圧代替注水系（可搬型）を用いる全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）等において有効性を確認している発電用原子炉への注水量が 110 m3/h であることから，可搬型代替注水
大型ポンプの容量は 110 m3/h/個以上とする。

1.2 代替燃料プール注水系として使用する場合の容量
核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設のうち使用済燃料冷却浄化設備（代替燃料プール注水系）として使用する場合の可搬型代替注水大型ポンプの容量は，使用済燃料プール水位を維持

519するために必要な注水量又は貯蔵槽内燃料等の冷却に必要なスプレイ量を基に設定する。
1.2.1 使用済燃料プール注水時 50 m3/h/個以上
使用済燃料プール注水時に必要な容量は，使用済燃料プール内の燃料破損の防止対策の有効性評価解析（原子炉設置変更許可申請書添付書類十）の想定事故１及び想定事故２において有効性が確認されている使用済燃料プールへの注水量が 50 m3/h であることから
50 m3/h/個以上とする。
1.2.2 使用済燃料プールスプレイ時（常設スプレイヘッダ） 70 m3/h/個以上
常設スプレイヘッダを用いた使用済燃料プールスプレイ時に必要な容量は，添付書類「Ⅴ-1-3-4 使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する説明書」において確認されているスプ
レイ量が約 70 m3/h であることから，70 m3/h/個以上とする。
1.2.3 使用済燃料プールスプレイ時（可搬型スプレイノズル） 120 m3/h/個以上
可搬型スプレイノズルを用いた使用済燃料プールスプレイ時に必要な容量は，添付書類

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-3-26 R3「Ⅴ-1-3-4 使用済燃料貯蔵槽の冷却能力に関する説明書」において確認されているスプ
レイ量が約 120 m3/h であることから，120 m3/h/個以上とする。
1.3 原子炉建屋放水設備として使用する場合の容量 1338 m3/h/個以上
核燃料物質の取扱施設及び貯蔵設備のうち使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備（原子炉建屋放水設備），原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（原子炉建屋放水設備）として使用する場合の可搬型代替注水大型ポンプの容量は，原子炉建屋屋
上へ放水できる容量を基に設定する。
可搬型代替注水大型ポンプを可搬型ホースで放水砲に接続した場合の容量は，図 1.3-1 に示す性能曲線のとおり，1338 m3/h で放水することにより原子炉建屋屋上へ放水が可能である。
したがって可搬型代替注水大型ポンプの容量は 1338 m3/h/個以上とする。

620

原子炉建屋高さ（EL.8 m より）

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-3-26 R3

約 56 m

図 1.3-1 容量 1338 m3/h，圧力 1.0 MPa における性能曲線※図中の数値は放水砲の角度を示す。
1.4 格納容器圧力逃がし装置として使用する場合の容量 10 m3/h/個以上
原子炉冷却系統施設のうち残留熱除去設備（格納容器圧力逃がし装置），原子炉格納施設の
うち圧力低減設備その他の安全設備の圧力逃がし装置（格納容器圧力逃がし装置）として使用する場合の可搬型代替注水大型ポンプの容量は，フィルタ装置のスクラビング水の減少量を基に設定する。
スクラビング水の減少量については，添付書類「Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書」において評価しており，ベント開始後 24 時間で約 27.9 t 減少するため，可搬型
代替注水大型ポンプの容量はこの減少量を上回る 10 m3/h/個以上とする。
1.5 代替格納容器スプレイ冷却系として使用する場合の容量 130 m3/h/個以上
原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替格納容器スプレイ冷却系）として使用する場合の可搬型代替注水大型ポンプの容量は，原子炉格納容器の冷却を行うために必要なスプレイ量を基に設定する。
炉心の著しい損傷の防止対策に係る有効性評価解析（原子炉設置変更許可申請書添付書類
十）のうち，低圧代替注水系（可搬型）を用いる全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）等において有効性を確認している原子炉格納容器へのスプレイ量は 130 m3/h であることから，可搬型代
替注水大型ポンプの容量は 130 m3/h/個以上とする。

721

1.6 格納容器下部注水系として使用する場合の容量 80 m3/h/個以上
原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（原子炉格
納容器下部注水系）として使用する場合の可搬型代替注水大型ポンプの容量は，原子炉格納容器下部のペデスタル（ドライウェル部）の床面にある溶融炉心を冷却するために必要な注水量を基に設定する。
格納容器破損防止対策の有効性評価解析（原子炉設置変更許可申請書添付書類十）において有効性が確認されているペデスタル（ドライウェル部）への注水量は 80 m3/h であることから，可搬型代替注水大型ポンプの容量は 80 m3/h/個以上とする。
1.7 代替水源供給設備として使用する場合の容量 196 m3/h/個以上
核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設のうち使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備（代替水源供給設
備），原子炉冷却系統施設のうち残留熱除去設備（代替水源供給設備）及び非常用炉心冷却設
備その他原子炉注水設備（代替水源供給設備），原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替水源供給設備）及び圧力低減設備その他の安全設備の圧力逃がし装置（代替水源供給設備）として使用する場合の可搬型代替注水大型ポンプの容NT2 補② Ⅴ-1-1-4-3-26 R3

量は，代替淡水源の消費量を基に設定する。
有効性評価解析（原子炉設置変更許可申請書添付書類十）のうち水の補給に可搬型代替注水
大型ポンプを使用する場合において安定した冷却状態の維持のために代替淡水源の水を消費する量が最大となるのは，3 箇所（原子炉圧力容器，使用済燃料プール，原子炉格納容器）同時注水時の注水量 196 m3/h であるため，可搬型代替注水大型ポンプの容量は 196 m3/h/個以上とする。
1.8 同時注水に使用する場合の容量 196 m3/h/個以上
有効性評価解析（原子炉設置変更許可申請書添付書類十）において想定される同時注水において，必要な容量が最大となるのは原子炉圧力容器，使用済燃料プール，原子炉格納容器への3 箇所同時注水の場合である。このときの要求される容量の内訳は，原子炉圧力容器への注水
50 m3/h，使用済燃料プールへの注水 16 m3/h 及び原子炉格納容器へのスプレイ 130 m3/h であり，合計の必要注水量は 196 m3/h であることから可搬型代替注水大型ポンプの容量は 196 m3/h/個以上とする。
公称値は，設計上のポンプの定格容量である 1320 m3/h/個及び 1380 m3/h/個＊とする。
注記＊：1380 m3/h/個は，原子炉建屋放水設備として使用する場合のエンジン回転数における定格容量を示す。

2.

揚程の設定根拠2.1 低圧代替注水系として使用する場合の揚程 59 m 以上
原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧代替注水系），
原子炉格納施設のうち設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（低圧代替注水系）と8

22

して使用する場合の可搬型代替注水大型ポンプの揚程は下記を考慮する。
① 代替水源と原子炉圧力容器の圧力差：0.0 m② 静水頭（ポンプと注入ノズルの標高差）：26.1 m③ ホース，配管，機器圧力損失：m

可搬型代替注水大型ポンプの揚程は①〜③の合計

m を上回る 59 m 以上とする。

2.2 代替燃料プール注水系として使用する場合の揚程
核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設のうち使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備（代替燃料プール注水系）として使用する場合の可搬型代替注水大型ポンプの揚程は，使用済燃料プール注水時及び使用済燃料プールスプレイ時（常設スプレイヘッダ及び可搬型スプレイノズル）に分けて設計する。
2.2.1 使用済燃料プール注水時 59 m 以上
使用済燃料プールへ注水する場合の可搬型代替注水大型ポンプの揚程は，下記を考慮する。

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-3-26 R3① 代替水源と使用済燃料プールの圧力差：0.0 m② 静水頭（ポンプと注水配管の標高差）：37.5 m③ ホース，配管，機器圧力損失：m

可搬型代替注水大型ポンプの揚程は①〜③の合計

m を上回る 59 m 以上とする。

2.2.2 使用済燃料プールスプレイ（常設スプレイヘッダ） 121 m 以上
常設スプレイヘッダを用いて使用済燃料プールへスプレイする場合の可搬型代替注水
大型ポンプの揚程は，下記を考慮する。
① 代替水源と使用済燃料プールの圧力差：0.0 m② 静水頭（ポンプとスプレイヘッダの標高差）：37.8 m③ ホース，配管，機器圧力損失：m

可搬型代替注水大型ポンプの揚程は①〜③の合計がm であることから 121 m 以上とする。
2.2.3 使用済燃料プールスプレイ（可搬型スプレイノズル） 140 m 以上
常設スプレイヘッダを用いて使用済燃料プールへスプレイする場合の可搬型代替注水
大型ポンプの揚程は，下記を考慮する。
① 代替水源と使用済燃料プールの圧力差：0.0 m② 静水頭（ポンプとスプレイノズルの標高差）：38.2 m③ ホース，機器圧力損失：m

可搬型代替注水大型ポンプの揚程は①〜③の合計

m を上回る 140 m 以上とする。

2.3 原子炉建屋放水設備として使用する場合の揚程 125 m 以上
核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設のうち使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備（原子炉建屋放水923設備），原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（原子炉建屋放水設備）として使用する場合の可搬型代替注水大型ポンプの揚程は，下記を考慮する。
①

放水砲必要圧力（メーカ要求値）：1.0 MPa（≒102.0 m）②

静水頭（ポンプと放水砲ノズルの標高差）：0.6 m③

ホース，機器圧力損失：m

可搬型代替注水大型ポンプの揚程は①〜③の合計
2.4 格納容器圧力逃がし装置として使用する場合の揚程m を上回る 125 m 以上とする。
59 m 以上

原子炉冷却系統施設のうち残留熱除去設備（格納容器圧力逃がし装置），原子炉格納施設の
うち圧力低減設備その他の安全設備の圧力逃がし装置（格納容器圧力逃がし装置）として使用する場合の可搬型代替注水大型ポンプ揚程は，下記を考慮する。
① 代替水源とフィルタ装置の圧力差：10.3 m② 静水頭（ポンプとフィルタ装置の標高差）：-14.4 m

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-3-26 R3③ ホース，配管，機器圧力損失：m

可搬型代替注水大型ポンプの揚程は①〜③の合計

m を上回る 59 m 以上とする。

2.5 代替格納容器スプレイ冷却系として使用する場合の揚程 97 m 以上
原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替格納容器スプレイ冷却系）として使用する場合の可搬型代替注水大型ポンプ揚程は，下記を考慮する。
① 代替水源と原子炉格納容器の圧力差：46.5 m② 静水頭（ポンプとスプレイヘッダの標高差）：24.0 m③ ホース，配管，機器圧力損失：m

可搬型代替注水大型ポンプの揚程は①〜③の合計

m を上回る 97 m 以上とする。

2.6 原子炉下部注水系として使用する場合の揚程 121 m 以上
原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（格納容器
下部注水系）として使用する場合の可搬型代替注水大型ポンプ揚程は，下記を考慮する。
① 代替水源とペデスタル（ドライウェル部）の圧力差：46.5 m② 静水頭（ポンプと注水配管の標高差）：7.0 m③ ホース，配管，機器圧力損失：m

可搬型代替注水大型ポンプの揚程は①〜③の合計がm であることから 121 m 以上とする。
2.7 代替水源供給設備として使用する場合の揚程 55 m 以上
核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設のうち使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備（代替水源供給設
備），原子炉冷却系統施設のうち残留熱除去設備（代替水源供給設備）及び非常用炉心冷却設

1024備その他原子炉注水設備（代替水源供給設備），原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替水源供給設備）及び圧力低減設備その他の安全設備の圧力逃がし装置（代替水源供給設備）として使用する場合の可搬型代替注水大型ポンプの揚程は，下記を考慮する。
① 代替水源間の圧力差：0.0 m② 静水頭（ポンプと西側淡水貯水設備の標高差）：2.0 m③ ホース，機器圧力損失：m

可搬型代替注水大型ポンプの揚程は①〜③の合計

m を上回る 55 m 以上とする。

2.8 同時注水に使用する場合の揚程 121 m 以上
必要注水量が最大となる原子炉圧力容器，使用済燃料プール，原子炉格納容器への 3 箇所同時注水に使用する場合の可搬型代替注水大型ポンプの揚程は，下記を考慮する。
① 代替水源と原子炉圧力容器の圧力差：44.9 m② 静水頭（ポンプと原子炉圧力容器の標高差）：26.1 m

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-3-26 R3③ ホース，機器圧力損失：m

可搬型代替注水大型ポンプの揚程は①〜③の合計

m を上回る 121 m 以上とする。

公称値については，定格容量における揚程 140 m 及び 135 m＊とする。
注記 ＊：135 m は，原子炉建屋放水設備として使用する場合の容量 1380 m3/h/個における揚
程を示す。
3.

最高使用圧力の設定根拠
可搬型代替注水大型ポンプの重大事故等時における使用圧力は，当該ポンプの供給ラインの仕様を踏まえポンプ吐出圧力を電気的に 1.4 MPa に制限していることから，その制限値である 1.4
MPa とする。

4.

最高使用温度の設定根拠
可搬型代替注水大型ポンプの重大事故等時における使用温度は，重大事故等対策の有効性評価
解析（原子炉設置変更許可申請書添付書類十）において有効性を確認している代替淡水貯槽の水源の最高温度 35 ℃及び海水の最高温度 32 ℃を上回る 40 ℃とする。

5.

原動機出力の設定根拠
可搬型代替注水大型ポンプの原動機出力は，定格流量である 1320 m3/h 時の軸動力を基に設定する。
可搬型代替注水大型ポンプの流量が 1320 m3/h，揚程が 140 m，その時の当該ポンプの必要軸動力は，メーカ設定値より 847 kW となる。
以上より，可搬型代替注水大型ポンプの原動機出力は 847 kW/個とする。

11

25

6.

個数の設定根拠
可搬型代替注水大型ポンプ（原動機含む）は，重大事故等対処設備として炉心の著しい損傷，
原子炉格納容器の破損を防止するため等に必要な個数である 1 個を 2 セットに，これらと同時に使用する可能性がある発電所外への放射性物質の拡散を抑制するために必要な 1 個の合計 3個に，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予備 2 個とし，分散してNT2 補② Ⅴ-1-1-4-3-26 R2E

保管する。

12

26

Ⅴ-1-1-4-3-27 設定根拠に関する説明書

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-3-27 R1（低圧代替注水系 可搬型代替注水中型ポンプ）27

名

可搬型代替注水中型ポンプ

称110 以上，50 以上，10 以上，

容量m3/h/個揚程m

最 高 使 用 圧 力

MPa

1.4

最 高 使 用 温 度

℃

40

力

kW/個

147

数

−

4（予備 1）

原

動

機

出

個

130 以上，80 以上，196 以上（210）
37 以上，55 以上，80 以上，
94 以上，97 以上（100）【設定根拠】（概要）

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-3-27 R3

重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧代替注水系）として使用する可搬型代替注水中型ポンプは，以下の機能を有する。
可搬型代替注水中型ポンプは，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設置する。
系統構成は，代替水源（西側淡水貯水設備）を水源として可搬型代替注水中型ポンプと接続口を可搬型ホースにて接続し，残留熱除去系配管を介して原子炉圧力容器内へ注水することにより，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止できる設計とする。
重大事故等時に核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設のうち使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備（代替燃料プ−ル注水系）として使用する可搬型代替注水中型ポンプは，以下の機能を有する。
可搬型代替注水中型ポンプは，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能又は注水機能が喪失し，又は使用済燃料貯蔵槽からの水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位が低下した
場合において使用済燃料貯蔵槽内の燃料又は使用済燃料を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するために設置する。
系統構成は，使用済燃料プールの水位が低下した場合において，代替水源（西側淡水貯水設
備）を水源として可搬型代替注水中型ポンプと接続口を可搬型ホースにて接続し，低圧代替注
水系配管を介して使用済燃料プールへ注水することにより，使用済燃料プールの水位を維持できる設計とする。
重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち残留熱除去設備（格納容器圧力逃がし装置）として使用する可搬型代替注水中型ポンプは，以下の機能を有する。

128

可搬型代替注水中型ポンプは，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設置する。
系統構成は，原子炉格納容器の破損を防止するために設置するフィルタ装置のスクラビング
水の水位が低下した場合において，代替水源（西側淡水貯水設備）を水源として可搬型代替注
水中型ポンプと接続口を可搬型ホースで接続し，格納容器圧力逃がし装置の補給水配管を介してフィルタ装置に水を補給することにより，スクラビング水の水位を維持できる設計とする。
重大事故等時に原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替格納容器スプレイ冷却系）として使用する可搬型代替注水中型ポンプは，以下の機能を有する。
可搬型代替注水中型ポンプは，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

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-3-27 R3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設置する。また，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉圧力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設置する。
系統構成は，代替水源（西側淡水貯水設備）を水源として可搬型代替注水中型ポンプと接続口を可搬型ホースで接続し，残留熱除去系配管を介して，原子炉格納容器内にあるスプレイヘッダより原子炉格納容器内にスプレイすることにより炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止できる設計とする。
重大事故等時に原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（格納容器下部注水系）として使用する可搬型代替注水中型ポンプは，以下の機能を有する。
可搬型代替注水中型ポンプは，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器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設置する。
系統構成は，代替水源（西側淡水貯水設備）を水源として可搬型代替注水中型ポンプと接続口を可搬型ホースで接続し，低圧代替注水系配管を介して原子炉格納容器下部のペデスタル（ドライウェル部）に注水することにより，ペデスタル（ドラウェル部）の床面に落下した溶融炉心を冷却し，溶融炉心・コンクリート相互作用を抑制し，溶融炉心がペデスタル（ドラウェル部）の床面の貫通及び壁面への接触を防止できる設計とする。
重大事故等時に原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（低圧代替注水系）として使用する可搬型代替注水中型ポンプは，以下の機能を有する。

229

可搬型代替注水中型ポンプは，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器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設置する。
系統構成は，代替水源（西側淡水貯水設備）を水源として可搬型代替注水中型ポンプと接続口を可搬型ホースで接続し，残留熱除去系配管又は低圧炉心スプレイ系配管を介して原子炉圧
力容器に注水することで，原子炉格納容器下部のペデスタル（ドライウェル部）の床面に溶融炉心が落下するのを遅延又は防止できる設計とする。
重大事故等時に原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の圧力逃がし装置（格
納容器圧力逃がし装置）として使用する可搬型代替注水中型ポンプは，以下の機能を有する。
可搬型代替注水中型ポンプは，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器の過圧による破損を防止するため，原子炉格納容器バウンダリを維持しながら原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために設置する。

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-3-27 R3

可搬型代替注水中型ポンプは，炉心の著しい損傷が発生した場合において原子炉格納容器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，水素による爆発による原子炉格納容器の破損を防止するために設置する。
これらの系統構成は，原子炉格納容器の破損を防止するために設置するフィルタ装置のスク
ラビング水の水位が低下した場合において，代替水源（西側淡水貯水設備）を水源として可搬型代替注水中型ポンプと接続口を可搬型ホースで接続し，格納容器圧力逃がし装置の補給水配管を介してフィルタ装置に水を補給することにより，スクラビング水の水位を維持できる設計とする。
重大事故等時に核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設のうち使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備（代替水源供給設備），原子炉冷却系統施設のうち残留熱除去設備（代替水源供給設備）及び非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（代替水源供給設備），原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替水源供給設備）及び圧力低減設備
その他の安全設備の圧力逃がし装置（代替水源供給設備）として使用する可搬型代替注水中型
ポンプは，以下の機能を有する。
可搬型代替注水中型ポンプは，設計基準事故の収束に必要な水源とは別に，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を有する水源を確保することに加えて，発電用原子炉施設には，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備に対して重大事故等の収束に必要となる十分の水を供給するために設置する。
系統構成は，西側淡水貯水設備又は海（ＳＡ用海水ピット）を水源とした可搬型代替注水中型ポンプより，可搬型ホースを介して代替淡水貯槽へ補給することで，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を供給できる設計とする。

330

重大事故等時に使用する可搬型代替注水中型ポンプは，上記の機能に加え，これらの機能を組み合わせた同時注水機能も有する。
重大事故等対策の有効性評価解析（原子炉設置変更許可申請書添付資料十）において想定される同時注水ケースは，全交流動力電源喪失及び津波浸水による最終ヒートシンク喪失の場合である。この場合の同時注水ケースは表 1 のとおりである。これらのうち，可搬型代替注水中型ポンプに要求される容量及び揚程が最大となる原子炉圧力容器（原子炉冷却系統施設のうち
非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧代替注水系）），原子炉格納容器（原子炉格
納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替格納容器注水系）），使用済燃料プール（核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設のうち使用済燃料貯蔵槽冷却
浄化設備（代替燃料プール注水系））の 3 箇所同時注水が可能な設計とする。
表 1 可搬型代替注水中型ポンプを使用した同時注水ケース

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-3-27 R3

注水先

1.

ペデスタル

原子炉圧力容器

原子炉格納容器

ケース 1

50 m3/h

130 m3/h

−

−

ケース 2

50 m3/h

130 m3/h−

16 m3/h（ドライウェル部）

使用済燃料プール

容量の設定根拠1.1 低圧代替注水系として使用する場合の容量 110 m3/h/個以上
原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧代替注水系），
原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（低圧代替
注水系）として使用する場合の可搬型代替注水中型ポンプの容量は，炉心の冷却を行うために必要な注水量を基に設定する。
炉心の著しい損傷の防止対策に係る有効性評価解析（原子炉設置変更許可申請書添付書類
十）のうち，低圧代替注水系（可搬型）を用いる全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）等において有効性を確認している発電用原子炉への注水量が 110 m3/h であることから，可搬型代替
注水中型ポンプの容量は 110 m3/h/個以上とする。

1.2 代替燃料プール注水系として使用する場合の容量 50 m3/h/個以上
核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設のうち使用済燃料冷却浄化設備（代替燃料プール注水系）として使用する場合の可搬型代替注水中型ポンプの容量は，使用済燃料プール水位を維持するために必要な注水量を基に設定する。
使用済燃料プール注水時に必要な容量は，使用済燃料プール内の燃料破損の防止対策の有効性評価解析（原子炉設置変更許可申請書添付書類十）の想定事故１及び想定事故２において有効性が確認されている使用済燃料プールへの注水量が 50 m3/h であることから 50 m3/h/個以上とする。

431

1.3 格納容器圧力逃がし装置として使用する場合の容量 10 m3/h/個以上
原子炉冷却系統施設のうち残留熱除去設備（格納容器圧力逃がし装置），原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の圧力逃がし装置（格納容器圧力逃がし装置）として使用する場合の可搬型代替注水中型ポンプの容量は，フィルタ装置のスクラビング水の減少
量を基に設定する。
スクラビング水の減少量については，添付書類「Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書」において評価しており，ベント開始後 24 時間で約 27.9 t 減少するため，可搬型代替注水中型ポンプの容量はこの減少量を上回る 10 m3/h/個以上とする。
1.4 代替格納容器スプレイ冷却系として使用する場合の容量 130 m3/h/個以上
原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替格
納容器スプレイ冷却系）として使用する場合の可搬型代替注水中型ポンプの容量は，原子炉格納容器の冷却を行うために必要なスプレイ量を基に設定する。
炉心の著しい損傷の防止対策に係る有効性評価解析（原子炉設置変更許可申請書添付書類

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-3-27 R3十）のうち，低圧代替注水系（可搬型）を用いる全交流動力電源喪失（長期ＴＢ）等において有効性を確認している原子炉格納容器へのスプレイ量は 130 m3/h であることから，可搬型代替注水中型ポンプの容量は 130 m3/h/個以上とする。
1.5 格納容器下部注水系として使用する場合の容量 80 m3/h/個以上
原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（格納容器下部注水系）として使用する場合の可搬型代替注水中型ポンプの容量は，原子炉格納容器
下部のペデスタル（ドライウェル部）の床面にある溶融炉心を冷却するために必要な注水量を基に設定する。
格納容器破損防止対策の有効性評価解析（原子炉設置変更許可申請書添付書類十）において有効性が確認されているペデスタル（ドライウェル部）への注水量は 80 m3/h であることから，可搬型代替注水中型ポンプの容量は 80 m3/h/個以上とする。
1.6 代替水源供給設備として使用する場合の容量 196 m3/h/個以上
核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設のうち使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備（代替水源供給設備），原子炉冷却系統施設のうち残留熱除去設備（代替水源供給設備）及び非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（代替水源供給設備），原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替水源供給設備）及び圧力低減設備その他の安全設備の圧力逃がし装置（代替水源供給設備）として使用する場合の可搬型代替注水中型
ポンプの容量は，代替淡水源の消費量を基に設定する。
有効性評価解析（原子炉設置変更許可申請書添付書類十）のうち水の補給に可搬型代替注
水中型ポンプを使用する場合において安定した冷却状態の維持のために代替淡水源の水を消費する量が最大となるのは，3 箇所（原子炉圧力容器，使用済燃料プール，原子炉格納容器）同時注水時の注水量 196 m3/h であるため，可搬型代替注水中型ポンプの容量は 196 m3/h/

532

個以上とする。
1.8 同時注水に使用する場合の容量 196 m3/h/個以上
有効性評価解析（原子炉設置変更許可申請書添付書類十）における可搬型代替注水中型ポンプを使用した同時注水において，必要な容量が最大となるのは原子炉圧力容器，使用済燃料プール，原子炉格納容器への 3 箇所同時注水の場合である。このときの要求される容量の内訳は，原子炉圧力容器への注水 50 m3/h，使用済燃料プールへの注水 16 m3/h 及び原子炉格納容器へのスプレイ 130 m3/h であり，合計の必要注水量は 196 m3/h であることから可搬型代替注水中型ポンプの容量は 196 m3/h/個以上とする。
公称値は，設計上のポンプの定格容量である 210 m3/h/個とする。
2. 揚程の設定根拠
2.1 低圧代替注水系として使用する場合の揚程 37 m 以上

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-3-27 R3

原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧代替注水系），
原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（低圧代替
注水系）として使用する場合の可搬型代替注水中型ポンプの揚程は，下記を考慮する。
① 代替水源と原子炉圧力容器の圧力差：0.0 m② 静水頭（ポンプと注入ノズルの標高差）：27.1 m③ ホース，配管，機器圧力損失：m

可搬型代替注水中型ポンプの揚程は①〜③の合計がm であることから 37 m 以上とする。
2.2 代替燃料プール注水系として使用する場合の揚程 55 m 以上
核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設のうち使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備（代替燃料プール注水系）として使用する場合の可搬型代替注水中型ポンプの揚程は，下記を考慮する。
① 代替水源と使用済燃料プールの圧力差：0.0 m② 静水頭（ポンプと注入配管の標高差）：38.5 m③ ホース，配管，機器圧力損失：m

可搬型代替注水中型ポンプの揚程は①〜③の合計
2.3 格納容器圧力逃がし装置として使用する場合の揚程m を上回る 55 m 以上とする。
80 m 以上

原子炉冷却系統施設のうち残留熱除去設備（格納容器圧力逃がし装置），原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の圧力逃がし装置（格納容器圧力逃がし装置）として使用する場合の可搬型代替注水中型ポンプ揚程は，下記を考慮する。
① 代替水源とフィルタ装置の圧力差：10.3 m② 静水頭（ポンプとフィルタ装置の標高差）：15.6 m③ ホース，配管，機器圧力損失：

m

6

33

可搬型代替注水中型ポンプの揚程は①〜③の合計

m を上回る 80 m 以上とする。

2.4 代替格納容器スプレイ冷却系として使用する場合の揚程 80 m 以上
原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替格
納容器スプレイ冷却系）として使用する場合の可搬型代替注水中型ポンプ揚程は，下記を考慮する。
① 代替水源と原子炉格納容器の圧力差：47.7 m② 静水頭（ポンプとスプレイヘッダの標高差）：25.0 m③ ホース，配管，機器圧力損失：m

可搬型代替注水中型ポンプの揚程は①〜③の合計

m を上回る 80 m 以上とする。

2.5 格納容器下部注水系として使用する場合の揚程 94 m 以上
原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（格納容器下部注水系）として使用する場合の可搬型代替注水中型ポンプ揚程は，下記を考慮する。

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-3-27 R3① 代替水源とペデスタル（ドライウェル部）の圧力差：47.7 m② 静水頭（ポンプと注水配管の標高差）：8.0 m③ ホース，配管，機器圧力損失：m

可搬型代替注水中型ポンプの揚程は①〜③の合計がm であることから 94 m 以上とする。
2.6 代替水源供給設備として使用する場合の揚程 37 m 以上
核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設のうち使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備（代替水源供給設備），原子炉冷却系統施設のうち残留熱除去設備（代替水源供給設備）及び非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（代替水源供給設備），原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替水源供給設備）及び圧力低減設備その他の安全設備の圧力逃がし装置（代替水源供給設備）として使用する場合の可搬型代替注水中型
ポンプの揚程は，下記を考慮する。
① 代替水源間の圧力差：0.0 m② 静水頭（ポンプと西側淡水貯水設備の標高差）：29.0 m③ ホース，機器圧力損失：m

可搬型代替注水中型ポンプの揚程は①〜③の合計

m を上回る 37 m 以上とする。

2.7 同時注水に使用する場合の揚程 97 m 以上
必要注水量が最大となる原子炉圧力容器，使用済燃料プール，原子炉格納容器への 3 箇所
同時注水に使用する場合の可搬型代替注水中型ポンプの揚程は，下記を考慮する。
① 代替水源と原子炉圧力容器の圧力差：46.1 m② 静水頭（ポンプと原子炉圧力容器の標高差）：27.1 m③ ホース，機器圧力損失：

m

7

34

可搬型代替注水中型ポンプの揚程は①〜③の合計

m を上回る 97 m 以上とする。

公称値については，要求される最大揚程 97 m を上回る 100 m とする。
3.

最高使用圧力の設定根拠
可搬型代替注水中型ポンプの重大事故等時における使用圧力は，当該ポンプの供給ラインの仕様を踏まえポンプ吐出圧力を電気的に 1.4 MPa に制限していることから，その制限値である
1.4 MPa とする。

4.

最高使用温度の設定根拠
可搬型代替注水中型ポンプの重大事故等時における使用温度は，重大事故等対策の有効性評
価解析（原子炉設置変更許可申請書添付書類十）において有効性を確認している西側淡水貯水設備の水源の最高温度 35 ℃及び海水の最高温度 32 ℃を上回る 40 ℃とする。

NT2 補② Ⅴ-1-1-4-3-27 R1E

5.

原動機出力の設定根拠
可搬型代替注水中型ポンプの原動機出力は，定格流量である 210 m3/h 時の軸動力を基に設定する。
可搬型代替注水中型ポンプの流量が 210 m3/h，揚程が 100 m，その時の当該ポンプの必要軸動力は，メーカ設定値より 147 kW となる。
以上より，可搬型代替注水中型ポンプの原動機出力は 147 kW/個とする。
6.

個数の設定根拠
可搬型代替注水中型ポンプ（原動機含む）は，重大事故等対処設備として炉心の著しい損傷，
原子炉格納容器の破損を防止するため等に必要な個数である 2 個を 2 セットの合計 4 個に，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予備 1 個とし，分散して保管する。

835

Ⅴ-1-1-4-3-28 設定根拠に関する説明書

NT2 補③ Ⅴ-1-1-4-3-28 R0（低圧代替注水系 代替淡水貯槽）

36

名

称

代替淡水貯槽量m3/個

4300 以上（5000）

最高使用圧力MPa

静水頭

最高使用温度

℃

66

個

−

1

容

数

【設定根拠】（概要）
重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧代替注水系）として使用する代替淡水貯槽は，以下の機能を有する。
代替淡水貯槽は，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の淡水及び海水を貯蔵する設備として設置する。
NT2 補③ Ⅴ-1-1-4-3-28 R1

系統構成は，代替淡水貯槽の水を常設低圧代替注水系ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプと接続口を可搬型ホースにて接続し，残留熱除去系配管又は低圧炉心スプレイ系配管を介して原子炉圧力容器へ注水することにより，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止できる設計とする。
重大事故等時に核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設のうち使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備（代替燃料プ−ル注水系）として使用する代替淡水貯槽は，以下の機能を有する。
代替淡水貯槽は，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能又は注水機能が喪失し，又は使用済燃料貯蔵
槽からの水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位が低下した場合において使用済燃料貯蔵槽内の燃料体又は使用済燃料を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するために設置する。また，使用済燃料貯蔵槽からの大量の水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位が異常に低下した場合において貯蔵槽内燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し，及び臨界を防止するために設置する。
系統構成は，使用済燃料貯蔵槽である使用済燃料プールの水位が低下した場合において，代替淡水貯槽の水を常設低圧代替注水系ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプと接続口を可搬型
ホースにて接続し，代替燃料プール注水系（注水ライン及び常設スプレイヘッダ）を介して使用済燃料プールへ注水又はスプレイすることにより，使用済燃料プールの水位を維持できる設計とする。また，可搬型代替注水大型ポンプと可搬型スプレイノズルを可搬型ホースにて接続し，使用済燃料プール又は燃料体等へ直接スプレイすることにより，使用済燃料プールの水位を維持又は燃料体等の表面温度を低下させ，燃料損傷を防止又は緩和できる設計とする。
重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち残留熱除去設備（格納容器圧力逃がし装置）として使用する代替淡水貯槽は，以下の機能を有する。

1

37

代替淡水貯槽は，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設置する。
系統構成は，原子炉格納容器の破損を防止するために設置するフィルタ装置のスクラビング
水の水位が低下した場合において，代替淡水貯槽の水を可搬型代替注水大型ポンプと接続口を可搬型ホースで接続し，格納容器圧力逃がし装置の補給水配管を介してフィルタ装置に水を補給することにより，スクラビング水の水位を維持できる設計とする。
重大事故等時に原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替格納容器スプレイ冷却系）として使用する代替淡水貯槽は，以下の機能を有する。
代替淡水貯槽は，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炉NT2 補③ Ⅴ-1-1-4-3-28 R1

心の著しい損傷を防止するために設置する。また，炉心の著しい損傷が発生した場合において原
子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために設置する。
系統構成は，代替淡水貯槽の水を常設低圧代替注水系ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプと接続口を可搬型ホースにて接続し，残留熱除去系配管を介して，原子炉格納容器内にあるスプレイヘッダより原子炉格納容器内にスプレイすることにより炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止できる設計とする。
重大事故等時に原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（格納容器下部注水系）として使用する代替淡水貯槽は，以下の機能を有する。
代替淡水貯槽は，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設置する。
系統構成は，代替淡水貯槽の水を常設低圧代替注水系ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプと接続口を可搬型ホースにて接続し，低圧代替注水系配管を介して原子炉格納容器下部のペデスタル（ドライウェル部）に注水することにより，原子炉格納容器下部のペデスタル（ドラウェル部）の床面に落下した溶融炉心を冷却し，溶融炉心・コンクリート相互作用を抑制し，溶融炉
心がペデスタル（ドラウェル部）の床面の貫通及び壁面への接触を防止できる設計とする。
重大事故等時に原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（低圧代替注水系）として使用する代替淡水貯槽は，以下の機能を有する。
代替淡水貯槽は，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設置する。

2

38

系統構成は，常設低圧代替注水系ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより代替淡水貯槽の水を残留熱除去系配管又は低圧炉心スプレイ系配管を介して原子炉圧力容器へ注水すること
で，原子炉格納容器下部のペデスタル（ドライウェル部）の床面に溶融炉心が落下するのを遅延又は防止できる設計とする。

重大事故等時に原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の圧力逃がし装置（格
納容器圧力逃がし装置）として使用する代替淡水貯槽は，以下の機能を有する。
代替淡水貯槽は，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過圧による破損を防止するため，原子炉格納容器バウンダリを維持しながら原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために設置する。
また，代替淡水貯槽は，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による破損を防止する必要がある場合に，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設置する。

NT2 補③ Ⅴ-1-1-4-3-28 R1

これらの系統構成は，原子炉格納容器の破損を防止するために設置するフィルタ装置のスク
ラビング水の水位が低下した場合において，代替淡水貯槽を水源として可搬型代替注水大型ポンプと接続口を可搬型ホースで接続し，格納容器圧力逃がし装置の補給水配管を介してフィル
タ装置に水を補給することにより，スクラビング水の水位を維持できる設計とする。
重大事故等時に核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設のうち使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備（代替水源供給設備），原子炉冷却系統施設のうち残留熱除去設備（代替水源供給設備）及び非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（代替水源供給設備），原子炉格納施設のうち圧力低減
設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替水源供給設備）及び圧力低減設備その他の安全設備の圧力逃がし装置（代替水源供給設備）として使用する代替淡水貯槽は，以下の機能を有する。
代替淡水貯槽は，設計基準事故の収束に必要な水源とは別に，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を有する水源を確保することに加えて，発電用原子炉施設には，設計基準事故等対処設備及び重大事故等対処設備に対して重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を供給するために設置する。
系統構成は，海（ＳＡ用海水ピット）を水源とした可搬型代替注水大型ポンプ及び西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代替注水中型ポンプより，可搬型ホースを介して代替淡水貯槽へ補給することで，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を供給できる設計とする。

3

39

1.

容量の設定根拠
代替淡水貯槽を重大事故等時において使用する場合の容量として，重大事故等対策の有効性評価解析（原子炉設置変更許可申請書添付資料十）で想定する事故シーケンスグループのうち，代替淡水貯槽の使用水量が最も多くなる事故シーケンスグループは，雰囲気圧力・温度による静的負荷（格納容器過圧・過温破損）（代替循環冷却系を使用できない場合）である。この事故シーケンスグループでの，淡水使用量は 7 日間で約 5490 m3 である。
この淡水使用量に対して，代替淡水貯槽の貯水量約 4300 m3/個が枯渇する前に，可搬型代

替注水大型ポンプ又は可搬型代替注水中型ポンプによって，西側淡水貯水設備から補給可能なため，代替淡水貯槽を重大事故等時において使用する場合の容量は 4300 m3/個以上とする。
公称値については，要求される容量 4300 m3/個を上回る 5000 m3/個とする。
2.

最高使用圧力の設定根拠
代替淡水貯槽を重大事故等時において使用する場合の圧力は，代替淡水貯槽が大気開放でNT2 補③ Ⅴ-1-1-4-3-28 R1 E

あることから静水頭とする。
3.

最高使用温度の設定根拠
代替淡水貯槽を重大事故等時において使用する場合の温度は，外気の温度＊を上回る値として 66 ℃とする。
注記 ＊：外気の温度は，原子炉設置変更許可申請書添付書類六に示す東海第二発電所における日最高気温である 7 月の 38.4 ℃（水戸地方気象台 38.4 ℃（7 月），銚子地方気象台 35.3 ℃（8 月），小名浜特別地域気象観測所 37.7 ℃（8 月））とする。

4.

個数の設定根拠
代替淡水貯槽の貯水量が 4300 m3 以上であれば，貯槽内の水が枯渇する前に代替淡水源又は海水の補給が可能となり，低圧代替注水を中断することなく実施可能であるため，代替淡水貯槽の個数は 1 個とする。

440

Ⅴ-1-1-4-3-29 設定根拠に関する説明書

NT2 補③ Ⅴ-1-1-4-3-29 R0（低圧代替注水系 西側淡水貯水設備）

41

名

称

西側淡水貯水設備量m3/個

4300 以上（5000）

最高使用圧力MPa

静水頭

最高使用温度

℃

66

個

―

1

容

数

【設定根拠】（概要）
重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧代NT2 補③ Ⅴ-1-1-4-3-29 R1

替注水系）として使用する西側淡水貯水設備は，以下の機能を有する。
西側淡水貯水設備は，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の淡水及び海水を貯蔵する設備として設置する。
系統構成は，西側淡水貯水設備の水を可搬型代替注水中型ポンプと接続口を可搬型ホースにて接続し，残留熱除去系配管又は低圧炉心スプレイ系配管を介して原子炉圧力容器へ注水すること
により，炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止できる設計とする。
重大事故等時に核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設のうち使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備（代替燃料プ−ル注水系）として使用する西側淡水貯水設備は，以下の機能を有する。
西側淡水貯水設備は，使用済燃料貯蔵槽の冷却機能又は注水機能が喪失し，又は使用済燃料貯蔵槽からの水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料貯蔵槽の水位が低下した場合において使用済燃料貯蔵槽内の燃料体又は使用済燃料を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するために設置する。
系統構成は，使用済燃料貯蔵槽である使用済燃料プールの水位が低下した場合において，西側
淡水貯水設備の水を可搬型代替注水中型ポンプと接続口を可搬型ホースにて接続し，代替燃料プール注水系（注水ライン及び常設スプレイヘッダ）を介して使用済燃料プールへ注水することにより，使用済燃料プールの水位を維持できる設計とする。
重大事故等時に原子炉冷却系統施設のうち残留熱除去設備（格納容器圧力逃がし装置）として使用する西側淡水貯水設備は，以下の機能を有する。
西側淡水貯水設備は，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設置する。
系統構成は，原子炉格納容器の破損を防止するために設置するフィルタ装置のスクラビング水の水位が低下した場合において，西側淡水貯水設備の水を可搬型代替注水中型ポンプと接続口を
142

可搬型ホースで接続し，格納容器圧力逃がし装置の補給水配管を介してフィルタ装置に水を補給することにより，スクラビング水の水位を維持できる設計とする。
重大事故等時に原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設
備（代替格納容器スプレイ冷却系）として使用する西側淡水貯水設備は，以下の機能を有する。
西側淡水貯水設備は，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炉NT2 補③ Ⅴ-1-1-4-3-29 R1

心の著しい損傷を防止するために設置する。また，炉心の著しい損傷が発生した場合において原
子炉格納容器の破損を防止するため，原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下させるために設置する。
系統構成は，西側淡水貯水設備の水を可搬型代替注水中型ポンプと接続口を可搬型ホースにて接続し，残留熱除去系配管を介して，原子炉格納容器内にあるスプレイヘッダより原子炉格納容器内にスプレイすることにより炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を防止できる設計とする。
重大事故等時に原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設
備（格納容器下部注水系）として使用する西側淡水貯水設備は，以下の機能を有する。
西側淡水貯水設備は，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，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設置する。
系統構成は，西側淡水貯水設備の水を可搬型代替注水中型ポンプと接続口を可搬型ホースにて接続し，低圧代替注水系配管を介して原子炉格納容器下部のペデスタル（ドライウェル部）に注水することにより，原子炉格納容器下部のペデスタル（ドラウェル部）の床面に落下した溶融炉心を冷却し，溶融炉心・コンクリート相互作用を抑制し，溶融炉心がペデスタル（ドラウェル部）の床面の貫通及び壁面への接触を防止できる設計とする。
重大事故等時に原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の原子炉格納容器安全設
備（低圧代替注水系）として使用する西側淡水貯水設備は，以下の機能を有する。

西側淡水貯水設備は，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，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設置する。
系統構成は，可搬型代替注水中型ポンプにより西側淡水貯水設備の水を残留熱除去系配管又は低圧炉心スプレイ系配管を介して原子炉圧力容器へ注水することで，原子炉格納容器下部のペデスタル（ドライウェル部）の床面に溶融炉心が落下するのを遅延又は防止できる設計とする。

243

重大事故等時に原子炉格納施設のうち圧力低減設備その他の安全設備の圧力逃がし装置（格納容器圧力逃がし装置）として使用する西側淡水貯水設備は，以下の機能を有する。
西側淡水貯水設備は，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過圧による破損を防止するため，原子炉格納容器バウンダリを維持しながら原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるために設置する。
また，西側淡水貯水設備は，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内における水素による爆発による破損を防止する必要がある場合に，水素爆発による原子炉格納容器のNT2 補③ Ⅴ-1-1-4-3-29 R1

破損を防止するために設置する。
これらの系統構成は，原子炉格納容器の破損を防止するために設置するフィルタ装置のスクラ
ビング水の水位が低下した場合において，西側淡水貯水設備を水源として可搬型代替注水中型ポンプと接続口を可搬型ホースで接続し，格納容器圧力逃がし装置の補給水配管を介してフィルタ
装置に水を補給することにより，スクラビング水の水位を維持できる設計とする。
重大事故等時に核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設のうち使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備（代替水源供給設備），原子炉冷却系統施設のうち残留熱除去設備（代替水源供給設備）及び非常用
炉心冷却設備その他原子炉注水設備（代替水源供給設備），原子炉格納施設のうち圧力低減設備
その他の安全設備の原子炉格納容器安全設備（代替水源供給設備）及び圧力低減設備その他の安全設備の圧力逃がし装置（代替水源供給設備）として使用する西側淡水貯水設備は，以下の機能を有する。
西側淡水貯水設備は，設計基準事故の収束に必要な水源とは別に，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を有する水源を確保することに加えて，発電用原子炉施設には，設計基準事故等対処設備及び重大事故等対処設備に対して重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を供給するために設置する。
系統構成は，海（ＳＡ用海水ピット）を水源とした可搬型代替注水大型ポンプ及び代替淡水貯槽を水源とした可搬型代替注水大型ポンプより，可搬型ホースを介して西側淡水貯水設備へ補給することで，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を供給できる設計とする。

3

44

1.

容量の設定根拠西側淡水貯水設備を重大事故等時において使用する場合の容量において，重大事故等対策の有効性評価解析（原子炉設置変更許可申請書添付資料十）で想定する事故シーケンスグループのうち，西側淡水貯水設備の使用水量が最も多くなる事故シーケンスグループは，全交流動力
電源喪失（ＴＢＰ）であり，その淡水使用量は7日間で約2160 m3であるため，それを上回る4300
m3/個以上とする。

NT2 補③ Ⅴ-1-1-4-3-29 R1 E

公称値については，要求される容量4300 m3/個を上回る5000 m3/個とする。
2.

最高使用圧力の設定根拠

西側淡水貯水設備を重大事故等時において使用する場合の圧力は，西側淡水貯水設備が大気開放であることから静水頭とする。
3.

最高使用温度の設定根拠
西側淡水貯水設備を重大事故等時において使用する場合の温度は，外気の温度＊を上回る値として66 ℃とする。
注記＊：外気の温度は，原子炉設置変更許可申請書添付書類六に示す東海第二発電所における日最高気温である 7 月の 38.4 ℃（水戸地方気象台 38.4 ℃（7 月），銚子地方気象台 35.3 ℃（8 月），小名浜特別地域気象観測所 37.7 ℃（8 月））とする。

4.

個数の設定根拠西側淡水貯水設備の貯水量が 4300 m3 以上であれば，貯水設備内の水が枯渇する前に代替淡水源又は海水の補給が可能となり，低圧代替注水を中断することなく実施可能であるため，西側
淡水貯水設備の個数は 1 個とする。

445

Ⅴ-1-1-4-3-30 設定根拠に関する説明書

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-30 R2（低圧代替注水系 主配管（常設））46

代替淡水貯槽名称〜
常設低圧代替注水系ポンプ

最 高 使 用 圧 力

MPa

静水頭

最 高 使 用 温 度

℃

66

外

mm

216.3，318.5，421.0

径【設定根拠】（概要）
本配管は，代替淡水貯槽から常設低圧代替注水系ポンプを接続する配管であり，重大事故等対処設備として，代替淡水貯槽から常設低圧代替注水系ポンプ A，B に淡水又は海水を供給するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-30 R2本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，重大事故等時における代替淡水貯槽の使用圧力と同じ静水頭とする。
2.

最高使用温度の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時における代替淡水貯槽の使用温度と同じ 66 ℃とする。
3. 外径の設定根拠
3.1 配管外径 216.3 mm，318.5 mm
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，水源から淡水又は海水を供給するため，エロージョン，圧力損失・施工性等を考慮し，先行プラントの配管実績に基づいた標準流
速を目安に選定し，216.3 mm，318.5 mm とする。
外径
Ａ
（㎜）

厚さ
Ｂ
（㎜）

呼び径
（A）

流路面積
Ｃ
（m ）

216.3

8.2

200

0.03138

318.5

10.3

300

0.06970流量Ｄ（m /h）

流速＊
Ｅ
（m/s）

標準流速
（m/s）

注記 ＊：流速及びその他のパラメータとの関係は以下のとおりとする。
Ｃ p・

１

Ｅ

Ｄ

２

・

Ａ−２・Ｂ

2

１０００

３６００・Ｃ1

47

3.2 伸縮継手外径 421.0 mm
本伸縮継手を重大事故等時において使用する場合の外径は，300 A の配管と接続するため，

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-30 R2

施工性及びメーカ仕様に基づいて選定し，421.0 mm とする。

248

常設低圧代替注水系ポンプ
名称〜
低圧代替注水系配管合流点

最 高 使 用 圧 力

MPa

3.14

最 高 使 用 温 度

℃

66

外

mm

165.2，216.3，267.4，273.0

径【設定根拠】（概要）
本配管は，常設低圧代替注水系ポンプから低圧代替注水系配管合流点を接続する配管であり，重大事故等対処設備として，重大事故等時に常設低圧代替注水系ポンプにより淡水又は海
水を原子炉圧力容器，格納容器スプレイヘッダ，使用済燃料プール又は原子炉格納容器下部へ注水するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-30 R2本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，重大事故等時における常設低圧代替
注水系ポンプの使用圧力と同じ 3.14 MPa とする。
2.

最高使用温度の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時における常設低圧代替
注水系ポンプの使用温度と同じ 66 ℃とする。

3. 外径の設定根拠
3.1 配管外径 165.2 mm，216.3 mm，267.4 mm
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，水源から淡水又は海水を供給するため，エロージョン，圧力損失・施工性等を考慮し，先行プラントの配管実績に基づいた標準流
速を目安に選定し，165.2 mm，216.3 mm，267.4 mm とする。
呼び径
流路面積
厚さ
外径
流量
Ｃ
Ａ
Ｂ
Ｄ
（m ）
（㎜）
（㎜）
（A）
（m /h）
165.2

7.1

150

0.01791

216.3

8.2

200

0.03138

216.3

12.7

200

0.02862

267.4

9.3

250

0.04862

流速＊
Ｅ
（m/s）

標準流速
（m/s）

3

49

注記 ＊：流速及びその他のパラメータとの関係は以下のとおりとする。
Ｃ p・

１

Ｅ

Ｄ

２

・

Ａ−２・Ｂ

2

１０００

３６００・Ｃ

3.2 伸縮継手外径 273.0 mm
本伸縮継手を重大事故等時において使用する場合の外径は，200 A の配管と接続するため，

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-30 R2

施工性及びメーカ仕様に基づいて選定し，273.0 mm とする。

450

低圧代替注水系配管合流点
名称〜
代替格納容器スプレイ冷却系配管 B 系分岐点

最 高 使 用 圧 力

MPa

3.14

最 高 使 用 温 度

℃

66

外

mm

216.3，267.4

径【設定根拠】（概要）
本配管は，低圧代替注水系配管合流点から代替格納容器スプレイ冷却系配管 B 系分岐点を接続する配管であり，重大事故等対処設備として，重大事故等時に常設低圧代替注水系ポンプ，
可搬型代替注水大型ポンプ又は可搬型代替注水中型ポンプにより淡水又は海水を原子炉圧力容器，格納容器スプレイヘッダ，使用済燃料プール又は原子炉格納容器下部へ注水するために設置する。

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-30 R2

1.

最高使用圧力の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，重大事故等時における常設低圧代替
注水系ポンプの使用圧力と同じ 3.14 MPa とする。

2.

最高使用温度の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時における常設低圧代替
注水系ポンプの使用温度と同じ 66 ℃とする。

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，水源から淡水又は海水を供給するため，エロージョン，圧力損失・施工性等を考慮し，先行プラントの配管実績に基づいた標準流
速を目安に選定し，216.3 mm，267.4 mm とする。
呼び径
流路面積
厚さ
外径
Ｃ
Ａ
Ｂ
（m ）
（㎜）
（㎜）
（A）
216.3

8.2

200

0.03138

267.4

9.3

250

0.04862流量Ｄ（m /h）

流速＊
Ｅ
（m/s）

標準流速
（m/s）

注記 ＊：流速及びその他のパラメータとの関係は以下のとおりとする。
Ｃ p・

１

Ｅ

Ｄ

２

・

Ａ−２・Ｂ

2

１０００

３６００・Ｃ

551

代替格納容器スプレイ冷却系配管 B 系分岐点
名称〜
格納容器下部注水系配管分岐点

最 高 使 用 圧 力

MPa

3.14

最 高 使 用 温 度

℃

66

外

mm

165.2，216.3，267.4

径【設定根拠】（概要）
本配管は，代替格納容器スプレイ冷却系配管 B 系分岐点から格納容器下部注水系配管分岐点を接続する配管であり，重大事故等対処設備として，重大事故等時に常設低圧代替注水系ポン
プ，可搬型代替注水大型ポンプ又は可搬型代替注水中型ポンプにより淡水又は海水を原子炉圧
力容器，使用済燃料プール又は原子炉格納容器下部へ注水するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-30 R2本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，重大事故等時における常設低圧代替
注水系ポンプの使用圧力と同じ 3.14 MPa とする。
2.

最高使用温度の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時における常設低圧代替
注水系ポンプの使用温度と同じ 66 ℃とする。

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，水源から淡水又は海水を供給するため，エロージョン，圧力損失・施工性等を考慮し，先行プラントの配管実績に基づいた標準流
速を目安に選定し，165.2 mm，216.3 mm，267.4 mm とする。
外径
厚さ
呼び径
流路面積
流量
Ａ
Ｂ
Ｃ
Ｄ
（㎜）
（㎜）
（A）
（m ）
（m /h）
165.2

7.1

150

0.01791

216.3

8.2

200

0.03138

267.4

9.3

250

0.04862

流速＊
Ｅ
（m/s）

標準流速
（m/s）

注記 ＊：流速及びその他のパラメータとの関係は以下のとおりとする。
Ｃ p・

１

Ｅ

Ｄ

２

・

Ａ−２・Ｂ

2

１０００

３６００・Ｃ

652

格納容器下部注水系配管分岐点
名称〜
代替燃料プール注水系及び低圧代替注水系配管分岐点

最 高 使 用 圧 力

MPa

3.14

最 高 使 用 温 度

℃

66

外

mm

216.3

径

【設定根拠】（概要）
本配管は，格納容器下部注水系配管分岐点から代替燃料プール注水系及び低圧代替注水系配管分岐点を接続する配管であり，重大事故等対処設備として，重大事故等時に常設低圧代替注
水系ポンプ，可搬型代替注水大型ポンプ又は可搬型代替注水中型ポンプにより淡水又は海水を原子炉圧力容器又は使用済燃料プールへ注水するために設置する。
最高使用圧力の設定根拠

1.
NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-30 R2本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，重大事故等時における常設低圧代替
注水系ポンプの使用圧力と同じ 3.14 MPa とする。
最高使用温度の設定根拠

2.

本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時における常設低圧代替
注水系ポンプの使用温度と同じ 66 ℃とする。
3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，水源から淡水又は海水を供給するため，エロージョン，圧力損失・施工性等を考慮し，先行プラントの配管実績に基づいた標準流
速を目安に選定し，216.3 mm とする。
外径
厚さ
呼び径
Ａ
Ｂ
（㎜）
（㎜）
（A）
216.3

8.2

200

流路面積
Ｃ
（m ）

流量
Ｄ
（m /h）

流速＊
Ｅ
（m/s）

標準流速
（m/s）

0.03138

注記 ＊：流速及びその他のパラメータとの関係は以下のとおりとする。
Ｃ p・

１

Ｅ

Ｄ

２

・

Ａ−２・Ｂ

2

１０００

３６００・Ｃ

753

代替燃料プール注水系及び低圧代替注水系配管分岐点
名称〜
低圧代替注水系残留熱除去系配管 C 系合流点

最 高 使 用 圧 力

MPa3.14，3.45

最 高 使 用 温 度℃

66，148外mm

114.3，216.3

径【設定根拠】（概要）
本配管は，代替燃料プール注水系及び低圧代替注水系配管分岐点から低圧代替注水系残留熱除去系配管 C 系合流点を接続する配管であり，重大事故等対処設備として，重大事故等時に常設低圧代替注水系ポンプ，可搬型代替注水大型ポンプ又は可搬型代替注水中型ポンプにより淡水又は海水を原子炉圧力容器へ注水するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-30 R2

1.1 最高使用圧力 3.14 MPa
本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，重大事故等時における常設低圧代替
注水系ポンプの使用圧力と同じ 3.14 MPa とする。
1.2 最高使用圧力 3.45 MPa
本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，重大事故等時における残留熱除去系
主配管「低圧代替注水系残留熱除去系配管 C 系合流点〜C 系統低圧注水系配管分岐点」の使用
圧力と同じ 3.45 MPa とする。
2.

最高使用温度の設定根拠
2.1 最高使用温度 66 ℃
本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時における常設低圧代替
注水系ポンプの使用温度と同じ 66 ℃とする。
2.2 最高使用温度 148 ℃
本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時における残留熱除去系
主配管「低圧代替注水系残留熱除去系配管 C 系合流点〜C 系統低圧注水系配管分岐点」の使用温度と同じ 148 ℃とする。

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，水源から淡水又は海水を供給するため，エロージョン，圧力損失・施工性等を考慮し，先行プラントの配管実績に基づいた標準流
速を目安に選定し，114.3 mm，216.3 mm とする。

8

54

外径
Ａ
（㎜）

厚さ
Ｂ
（㎜）

呼び径
（A）

流路面積
Ｃ
（m ）

114.3

6.0

100

0.00822

216.3

8.2

200

0.03138流量Ｄ（m /h）

流速＊
Ｅ
（m/s）

標準流速
（m/s）

注記 ＊：流速及びその他のパラメータとの関係は以下のとおりとする。
Ｃ p・

１

Ｅ

Ｄ

２

・

Ａ−２・Ｂ

2

１０００

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-30 R2

３６００・Ｃ

955

原子炉建屋西側接続口
名称〜
高所接続口配管合流点

最 高 使 用 圧 力

MPa

1.40

最 高 使 用 温 度

℃

66

外

mm

216.3，267.4

径【設定根拠】（概要）
本配管は，原子炉建屋西側接続口から高所接続口配管合流点を接続する配管であり，重大事
故等対処設備として，重大事故等時に可搬型代替注水大型ポンプ又は可搬型代替注水中型ポン
プにより淡水又は海水を原子炉圧力容器，格納容器スプレイ，使用済燃料プール又は原子炉格
納容器下部へ注水するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-30 R2本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，重大事故等時における可搬型代替注
水大型ポンプ及び可搬型代替注水中型ポンプの使用圧力と同じ 1.40 MPa とする。
2.

最高使用温度の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時における代替淡水貯槽の使用温度と同じ 66 ℃とする。

3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，水源から淡水又は海水を供給するため，エロージョン，圧力損失・施工性等を考慮し，先行プラントの配管実績に基づいた標準流
速を目安に選定し，216.3 mm，267.4 mm とする。
外径
厚さ
呼び径
流路面積
Ａ
Ｂ
Ｃ
（㎜）
（㎜）
（A）
（m ）
216.3

8.2

200

0.03138

267.4

9.3

250

0.04862流量Ｄ（m /h）

流速＊
Ｅ
（m/s）

標準流速
（m/s）

注記 ＊：流速及びその他のパラメータとの関係は以下のとおりとする。
Ｃ p・

１

Ｅ

Ｄ

２

・

Ａ−２・Ｂ

2

１０００

３６００・Ｃ

1056

高所接続口配管合流点
名称〜
低圧代替注水系配管合流点

最 高 使 用 圧 力

MPa1.40，3.14

最 高 使 用 温 度

℃

66

外

mm

267.4，343.0，353.0

径【設定根拠】（概要）
本配管は，高所接続口配管合流点から低圧代替注水系配管合流点を接続する配管であり，重大事故等対処設備として，重大事故等時に可搬型代替注水大型ポンプ又は可搬型代替注水中型
ポンプにより淡水又は海水を原子炉圧力容器，格納容器スプレイ，使用済燃料プール又は原子炉格納容器下部へ注水するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-30 R2

1.1 最高使用圧力

1.40 MPa

本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，重大事故等時における可搬型代替注
水大型ポンプ及び可搬型代替注水中型ポンプの使用圧力と同じ 1.40 MPa とする。
1.2 最高使用圧力

3.14 MPa

本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，重大事故等時における常設低圧代替
注水系ポンプの使用圧力と同じ 3.14 MPa とする。
2.

最高使用温度の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時における代替淡水貯槽の使用温度と同じ 66 ℃とする。
3.

外径の設定根拠3.1 配管外径 267.4 mm
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，水源から淡水又は海水を供給するため，エロージョン，圧力損失・施工性等を考慮し，先行プラントの配管実績に基づいた標準流
速を目安に選定し，267.4 mm とする。
厚さ
呼び径
外径
Ｂ
Ａ
（㎜）
（A）
（㎜）

流路面積
Ｃ
（m ）

267.4

9.3

250

0.04862

267.4

15.1

250

0.04419流量Ｄ（m /h）

流速＊
Ｅ
（m/s）

標準流速
（m/s）

11

57

注記 ＊：流速及びその他のパラメータとの関係は以下のとおりとする。
Ｃ p・

１

Ｅ

Ｄ

２

・

Ａ−２・Ｂ

2

１０００

３６００・Ｃ

3.2 伸縮継手外径 343.0 mm，353.0 mm
本伸縮継手を重大事故等時において使用する場合の外径は，250 A の配管と接続するため，

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-30 R2

施工性及びメーカ仕様に基づいて選定し，343.0 mm，353.0 mm とする。

1258

原子炉建屋東側接続口
名称〜
低圧代替注水系低圧炉心スプレイ系配管分岐点

最 高 使 用 圧 力

MPa

1.40

最 高 使 用 温 度

℃

66

外

mm

139.8，216.3

径【設定根拠】（概要）
本配管は，原子炉建屋東側接続口から低圧代替注水系低圧炉心スプレイ系配管分岐点を接続する配管であり，重大事故等対処設備として，重大事故等時に可搬型代替注水大型ポンプ又は可搬型代替注水中型ポンプにより淡水又は海水を原子炉圧力容器，格納容器スプレイ，使用済
燃料プール又は原子炉格納容器下部へ注水するために設置する。
最高使用圧力の設定根拠

1.
NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-30 R2本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，重大事故等時における可搬型代替注
水大型ポンプ及び可搬型代替注水中型ポンプの使用圧力と同じ 1.40 MPa とする。
最高使用温度の設定根拠

2.

本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時における代替淡水貯槽の使用温度と同じ 66 ℃とする。
3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，水源から淡水又は海水を供給するため，エロージョン，圧力損失・施工性等を考慮し，先行プラントの配管実績に基づいた標準流
速を目安に選定し，139.8 mm，216.3 mm とする。
外径
厚さ
呼び径
流路面積
Ａ
Ｂ
Ｃ
（㎜）
（㎜）
（A）
（m ）
139.8

6.6

125

0.01259

216.3

8.2

200

0.03138流量Ｄ（m /h）

流速＊
Ｅ
（m/s）

標準流速
（m/s）

注記 ＊：流速及びその他のパラメータとの関係は以下のとおりとする。
Ｃ p・

１

Ｅ

Ｄ

２

・

Ａ−２・Ｂ

2

１０００

３６００・Ｃ1359

低圧代替注水系低圧炉心スプレイ系配管分岐点
名称〜
低圧代替注水系低圧炉心スプレイ系配管合流点

最 高 使 用 圧 力

MPa1.40，4.14

最 高 使 用 温 度℃

66，148外mm

114.3，139.8，216.3

径【設定根拠】（概要）
本配管は，低圧代替注水系低圧炉心スプレイ系配管分岐点から低圧代替注水系低圧炉心スプ
レイ系配管合流点を接続する配管であり，重大事故等対処設備として，重大事故等時に可搬型
代替注水大型ポンプ又は可搬型代替注水中型ポンプにより淡水又は海水を原子炉圧力容器へ注水するために設置する。
最高使用圧力の設定根拠

1.
NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-30 R2

1.1 最高使用圧力

1.40 MPa

本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，重大事故等時における可搬型代替注
水大型ポンプ及び可搬型代替注水中型ポンプの使用圧力と同じ 1.40 MPa とする。
1.2 最高使用圧力

4.14 MPa

本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，重大事故等時における低圧炉心スプ
レイ系主配管「低圧代替注水系低圧炉心スプレイ系配管合流点〜弁 E12-F005」の使用圧力と同じ 4.14 MPa とする。
2.

最高使用温度の設定根拠
2.1 最高使用温度

66 ℃

本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時における代替淡水貯槽の使用温度と同じ 66 ℃とする。
2.2 最高使用温度

148 ℃

本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時における低圧炉心スプ
レイ系主配管「低圧代替注水系低圧炉心スプレイ系配管合流点〜弁 E12-F005」の使用温度と同じ 148 ℃とする。
3.

外径の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，水源から淡水又は海水を供給するため，エロージョン，圧力損失・施工性等を考慮し，先行プラントの配管実績に基づいた標準流
速を目安に選定し，114.3 mm，139.8 mm，216.3 mm とする。

14

60

外径
Ａ
（㎜）

厚さ
Ｂ
（㎜）

呼び径
（A）

流路面積
Ｃ
（m ）

114.3

6.0

100

0.00822

139.8

6.6

125

0.01259

216.3

8.2

200

0.03138流量Ｄ（m /h）

流速＊
Ｅ
（m/s）

標準流速
（m/s）

注記 ＊：流速及びその他のパラメータとの関係は以下のとおりとする。
Ｃ p・

１

Ｅ

Ｄ

２

・

Ａ−２・Ｂ

2

１０００

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-30 R2

３６００・Ｃ1561

高所西側接続口及び高所東側接続口
名称〜
高所接続口配管合流点

最 高 使 用 圧 力

MPa

1.40

最 高 使 用 温 度

℃

66

外

mm

216.3，303.0，307.0

径【設定根拠】（概要）
本配管は，高所西側接続口及び高所東側接続口から高所接続口配管合流点を接続する配管であり，重大事故等対処設備として，重大事故等時に可搬型代替注水大型ポンプ又は可搬型代替
注水中型ポンプにより淡水又は海水を原子炉圧力容器，格納容器スプレイ，使用済燃料プール
又は原子炉格納容器下部へ注水するために設置する。
1.

最高使用圧力の設定根拠

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-30 R2本配管を重大事故等時において使用する場合の圧力は，重大事故等時における可搬型代替注
水大型ポンプ及び可搬型代替注水中型ポンプの使用圧力と同じ 1.40 MPa とする。
2.

最高使用温度の設定根拠
本配管を重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等時における代替淡水貯槽の使用温度と同じ 66 ℃とする。
3.

外径の設定根拠3.1 配管外径 216.3 mm
本配管を重大事故等時において使用する場合の外径は，水源から淡水又は海水を供給するため，エロージョン，圧力損失・施工性等を考慮し，先行プラントの配管実績に基づいた標準流
速を目安に選定し，216.3 mm とする。
呼び径
厚さ
外径
Ａ
Ｂ
（㎜）
（㎜）
（A）
216.3

8.2

200

流路面積
Ｃ
（m ）

流量
Ｄ
（m /h）

流速＊
Ｅ
（m/s）

標準流速
（m/s）

0.03138

注記 ＊：流速及びその他のパラメータとの関係は以下のとおりとする。
Ｃ p・

１

Ｅ

Ｄ

２

・

Ａ−２・Ｂ

2

１０００

３６００・Ｃ16

62

3.2 伸縮継手外径 303.0 mm，307.0 mm
本伸縮継手を重大事故等時において使用する場合の外径は，200 A の配管と接続するため，

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-30 R2E

施工性及びメーカ仕様に基づいて選定し，303.0 mm，307.0 mm とする。

1763

Ⅴ-1-1-4-3-31 設定根拠に関する説明書

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-31 R0（低圧代替注水系 主配管（可搬型））

64

名

称

取水用5mホース

最 高 使 用 圧 力

MPa

1.4

最 高 使 用 温 度

℃

60

外

径

−

250 A

個

数

−

24（予備 18）

【設定根拠】（概要）
本ホースは，代替淡水貯槽又はＳＡ用海水ピットと可搬型代替注水大型ポンプを接続するホースであり，重大事故等対処設備として，淡水又は海水を可搬型代替注水大型ポンプに供給するために設置する。
最高使用圧力の設定根拠

1.

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-31 R0

本ホースを重大事故等時において使用する場合の圧力は，重大事故等時における代替淡水貯槽の使用圧力が静水頭であることから，それを上回る 1.4 MPa とする。
最高使用温度の設定根拠

2.

本ホースを重大事故等時において使用する場合の温度は，重大事故等対策の有効性評価解析（原子炉設置変更許可申請書添付書類十）において有効性を確認している代替淡水源の最高温度
35 ℃及び海水の最高温度 32 ℃を上回る 60 ℃とする。
3.

外径の設定根拠
本ホースを重大事故等時において使用する場合の外径は，本ホースは淡水及び海水を使用する
ため，圧力損失・施工性等を考慮し，先行プラントの海水系配管実績に基づいた標準流速を目安に選定する。
以上より，本ホースの外径は 300 A 以上を選定することになるが，実績を参考に圧力損失上許容できる 250 A とする。
呼び径

内径

流路面積

流量

流速

Ａ

Ｂ

Ｃ

Ｄ

（A）

（mm）

（m2）

（m3/h）

（m/s）

250

250

0.049

300

300

0.071

標準流速
（m/s）

注記 ＊：流速及びその他のパラメータとの関係は以下のとおりとする。

1

65

Ｂ＝p・
Ｄ＝

4.

・

Ａ

Ｃ
・Ｂ

個数の設定根拠
本ホースは，重大事故等対処設備として代替淡水貯槽又はＳＡ用海水ピットより淡水又は海水を可搬型代替注水大型ポンプへ供給するために必要な本数であり，発電用原子炉等への注水に使用する場合に必要な 6 本を 2 セット，原子炉建屋へ放水する場合に必要な 12 本を 1 セットの合計 24 本に，本ホースは保守点検中にも使用可能であるため，保守点検による待機除外時のバッ

NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-31 R0

クアップ用は考慮せずに，故障時のバックアップ用として予備 18 本とし，分散して保管する。

2

66

名

送水用5m，10m，50mホース

称

最 高 使 用 圧 力

MPa

1.4

最 高 使 用 温 度

℃

60

外

径

−

200 A

個

数

−

136（予備 6）【設定根拠】（概要）
本ホースは，可搬型代替注水大型ポンプ又は可搬型代替注水中型ポンプと原子炉建屋西側接続口，原子炉建屋東側接続口，高所西側接続口，高所東側接続口又はフィルタ装置スクラビング水補
給水ライン接続口を接続するホースであり，重大事故等対処設備として，淡水又は海水を可搬型代
替注水大型ポンプ又は可搬型代替注水中型ポンプより各系統の配管を介して発電用原子炉等へ送水するために設置する。
本ホースは，可搬型代替注水大型ポンプ又は可搬型代替注水中型ポンプと代替淡水貯槽又は西側
NT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-31 R1

淡水貯水設備を接続するホースであり，重大事故等対処設備として，海水を代替淡水貯槽に，淡水又は海水を西側淡水貯水設備へ補給するために設置する。
最高使用圧力の設定根拠

1.

本ホースを重大事故等時において使用する場合の圧力は，可搬型代替注水大型ポンプ及び可搬型代替注水中型ポンプの重大事故等時における使用圧力と同じ 1.4 MPa とする。
2.

最高使用温度の設定根拠
本ホースを重大事故等時において使用する場合の温度は，可搬型代替注水大型ポンプ及び可搬型代替注水中型ポンプの重大事故等時における使用温度 40 ℃を上回る 60 ℃とする。

3.

外径の設定根拠
本ホースを重大事故等時において使用する場合の外径は，本ホースは淡水及び海水を使用する
ため，圧力損失・施工性等を考慮し，先行プラントの海水系配管実績に基づいた標準流速を目安に選定する。
以上より，本ホースの外径は 200 A とする。
内径

流路面積

流量

流速＊

Ａ

Ｂ

Ｃ

Ｄ

（A）

（mm）

2

（m ）

3

（m/s）

200

200

0.032

呼び径

（m /h）

標準流速（m/s）

注記 ＊：流速及びその他のパラメータとの関係は以下のとおりとする。

2

67

Ｂ＝p・
Ｄ＝

4.

・

Ａ

Ｃ
・Ｂ

個数の設定根拠
本ホースの本数が最大となるのは，代替淡水貯槽を水源とした可搬型代替注水大型ポンプにより原子炉建屋東側接続口を使用した原子炉圧力容器等への注水と，西側淡水貯水設備を水源とした可搬型代替中型ポンプにより代替淡水貯槽への水の補給を組み合せた場合である。必要本数はそれぞれ，可搬型代替注水大型ポンプから原子炉建屋東側接続口に接続するために必要な 54 本
（5 m：12 本，10 m：9 本，50 m:33 本）に，可搬型代替注水中型ポンプによる代替淡水貯槽への水の補給に必要な 14 本（5 m：4 本，10 m：3 本，50 m：7 本）を加えた 68 本を 2 セット合計
136 本に，本ホースは保守点検中にも使用可能であるため，保守点検による待機除外時のバック
アップ用は考慮せずに，故障時のバックアップ用として予備を各 2 本ずつ合計 6 本とし，分散しNT2 補① Ⅴ-1-1-4-3-31 R1Eて保管する。

368

工事計画認可申請

第 4-4-1 図

東海第二発電所
名称

原子炉冷却系統施設
非常用炉心冷却設備
その他原子炉注水設備に係る機器の配置を明示した図面（1／4）
日本原子力発電株式会社
8827

69

工事計画認可申請

第 4-4-2 図

東海第二発電所
名称

原子炉冷却系統施設
非常用炉心冷却設備
その他原子炉注水設備に係る機器の配置を明示した図面（2／4）
日本原子力発電株式会社
8826

70

工事計画認可申請

第 4-4-3 図

東海第二発電所
名称

原子炉冷却系統施設
非常用炉心冷却設備
その他原子炉注水設備に係る機器の配置を明示した図面（3／4）
日本原子力発電株式会社
8827

71

72

73

74

75

76

77

78

79

80

81

82

第 4-4-7-1 図〜第 4-4-7-11 図

原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧代替注水系）に係る主配管の配置を明示した図面 別紙
工事計画記載の公称値の許容範囲
管NO.1＊1
主要寸法
（mm）

許容範囲

根

拠

外径

318.5

±0.8 ％ＪＩＳ Ｇ ３４５６による材料公差

厚さ

10.3

±12.5 ％

同上管NO.1＊1 - 管継手
主要寸法

NT2 補② 公差表 R1

（mm）
外径

318.5

厚さ

10.3

許容範囲
＋4.0 mm−3.2 mm＋規定しない−12.5 ％

根拠

ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差
同上

管NO.2＊1
主要寸法
（mm）

許容範囲

根

拠

外径

318.5

±1.0 ％ＪＩＳ Ｇ ３４５９による材料公差

厚さ

10.3

±12.5 ％

同上

管NO.3＊1
主要寸法
（mm）

許容範囲

根

拠

外径

216.3

±0.8 ％ＪＩＳ Ｇ ３４５６による材料公差

厚さ

8.2

±12.5 ％

同上

1

83

工事計画記載の公称値の許容範囲（続き）
管NO.3＊1 - 管継手
主要寸法
（mm）
外径

216.3

厚さ

8.2

許容範囲
＋2.4 mm−1.6 mm＋規定しない−12.5 ％

根拠

ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差
同上

管NO.4＊1
主要寸法

NT2 補② 公差表 R1

（mm）

許容範囲

根

拠

外径

165.2

±1.6 mm

ＪＩＳ Ｇ ３４５６による材料公差

厚さ

7.1

±12.5 ％

同上

管NO.4＊1 - 管継手
主要寸法
（mm）
外径

165.2

厚さ

7.1

許容範囲
＋2.4 mm−1.6 mm＋規定しない−12.5 ％

根拠

ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差
同上

管NO.5＊1
主要寸法
（mm）

許容範囲

根

拠

外径

216.3

±0.8 ％ＪＩＳ Ｇ ３４５６による材料公差

厚さ

8.2

±12.5 ％

同上

管NO.5＊1 - 管継手
主要寸法
（mm）
外径

216.3

厚さ

8.2

許容範囲
＋2.4 mm−1.6 mm＋規定しない−12.5 ％

根拠

ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差
同上
2

84

工事計画記載の公称値の許容範囲（続き）
管NO.6＊1
主要寸法
（mm）

許容範囲

根

拠

外径

216.3

±1.0 ％ＪＩＳ Ｇ ３４５９による材料公差

厚さ

12.7

±12.5 ％

同上

管NO.7＊1
主要寸法
（mm）

許容範囲

根

拠

外径

267.4

±0.8 ％ＪＩＳ Ｇ ３４５６による材料公差

厚さ

9.3

±12.5 ％

同上

NT2 補② 公差表 R1

管NO.7＊1 - 管継手
主要寸法
（mm）
外径

267.4

厚さ

9.3

許容範囲
＋4.0 mm−3.2 mm＋規定しない−12.5 ％

根拠

ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差
同上

管NO.8＊1
主要寸法
（mm）

許容範囲

根

拠

外径

114.3

±1.0 ％ＪＩＳ Ｇ ３４５６による材料公差

厚さ

6.0

±12.5 ％

同上管NO.8＊1 - 管継手
主要寸法
（mm）
外径

114.3

厚さ

6.0

許容範囲
±1.6 mm＋規定しない−12.5 ％

根拠

ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差
同上

3

85

工事計画記載の公称値の許容範囲（続き）
管NO.9＊1
主要寸法
（mm）

許容範囲

根

拠

外径

216.3

±0.8 ％ＪＩＳ Ｇ ３４５６による材料公差

厚さ

8.2

±12.5 ％

同上

管NO.9＊1 - 管継手
主要寸法

NT2 補② 公差表 R1

（mm）
外径

216.3

厚さ

8.2

許容範囲
＋2.4 mm−1.6 mm＋規定しない−12.5 ％

根拠

ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差
同上管NO.10＊1
主要寸法
（mm）

許容範囲

根

拠

外径

216.3

±0.8 ％ＪＩＳ Ｇ ３４５６による材料公差

厚さ

8.2

±12.5 ％

同上管NO.10＊1 - 管継手
主要寸法
（mm）
外径

216.3

厚さ

8.2

許容範囲
＋2.4 mm−1.6 mm＋規定しない−12.5 ％

根拠

ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差
同上管NO.11＊1
主要寸法
（mm）

許容範囲

根

拠

外径

267.4

±0.8 ％ＪＩＳ Ｇ ３４５６による材料公差

厚さ

9.3

±12.5 ％

同上

486

工事計画記載の公称値の許容範囲（続き）
管NO.11＊1 - 管継手
主要寸法
（mm）
外径

267.4

厚さ

9.3

許容範囲
＋4.0 mm−3.2 mm＋規定しない−12.5 ％

根拠

ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差
同上管NO.12＊1
主要寸法

NT2 補② 公差表 R1

（mm）

許容範囲

根

拠

外径

267.4

±1.0 ％ＪＩＳ Ｇ ３４５９による材料公差

厚さ

15.1

±12.5 ％

同上管NO.13＊1
主要寸法
（mm）

許容範囲

根

拠

外径

139.8

±1.0 ％ＪＩＳ Ｇ ３４５６による材料公差

厚さ

6.6

±12.5 ％

同上管NO.13＊1 - 管継手
主要寸法
（mm）
外径

139.8

厚さ

6.6

許容範囲
＋2.4 mm−1.6 mm＋規定しない−12.5 ％

根拠

ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差
同上管NO.14＊1
主要寸法
（mm）

許容範囲

根

拠

外径

114.3

±1.0 ％ＪＩＳ Ｇ ３４５６による材料公差

厚さ

6.0

±12.5 ％

同上

587

工事計画記載の公称値の許容範囲（続き）
管NO.14＊1 - 管継手
主要寸法
（mm）
外径

114.3

厚さ

6.0

許容範囲
±1.6 mm＋規定しない−12.5 ％

根拠

ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差
同上管NO.15＊1
主要寸法

NT2 補② 公差表 R1

（mm）

許容範囲

根

拠

外径

139.8

±1.0 ％ＪＩＳ Ｇ ３４５６による材料公差

厚さ

6.6

±12.5 ％

同上管NO.15＊1 - 管継手
主要寸法
（mm）
外径

139.8

厚さ

6.6

許容範囲
＋2.4 mm−1.6 mm＋規定しない−12.5 ％

根拠

ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差
同上管NO.16＊1 - 管継手
主要寸法
（mm）
外径

216.3

厚さ

8.2

許容範囲
＋2.4 mm−1.6 mm＋規定しない−12.5 ％

根拠

ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差
同上管NO.17＊1
主要寸法
（mm）

許容範囲

根

拠

外径

216.3

±0.8 ％ＪＩＳ Ｇ ３４５６による材料公差

厚さ

8.2

±12.5 ％

同上

688

工事計画記載の公称値の許容範囲（続き）
伸縮継手NO.E1，E2＊2
主要寸法
（mm）

許容範囲

根

拠

外径

421.0

製造能力，製造実績を考慮したメ−カ基準

厚さ

1.0

同上

伸縮継手NO.E3＊2
主要寸法

NT2 補② 公差表 R1

（mm）

許容範囲

根

拠

外径

273.0

製造能力，製造実績を考慮したメ−カ基準

厚さ

1.5

同上

伸縮継手NO.E4＊2
主要寸法
（mm）

許容範囲

根

拠

外径

273.0

製造能力，製造実績を考慮したメ−カ基準

厚さ

0.8

同上

伸縮継手NO.E5＊2
主要寸法
（mm）
外径

343.0

厚さ

2.0

許容範囲

根

拠

製造能力，製造実績を考慮したメ−カ基準
同上

7

89

工事計画記載の公称値の許容範囲（続き）
伸縮継手NO.E6＊2
主要寸法
（mm）

許容範囲

根

拠

外径

353.0

製造能力，製造実績を考慮したメ−カ基準

厚さ

0.8

同上

注 ：主要寸法は，工事計画記載の公称値を示す。
注記 ＊1：管の強度計算書の管 NO.を示す。

NT2 補② 公差表 R1E＊2：伸縮継手の強度計算書の伸縮継手 NO.を示す。

890

工事計画認可申請

第 4-4-7-12 図

東海第二発電所
原子炉冷却系統施設のうち
名 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
称（低圧代替注水系）に係る主配管の配置を明示した図面（12／13）
日本原子力発電株式会社
8606

91

工事計画認可申請

第 4-4-7-13 図

東海第二発電所
原子炉冷却系統施設のうち
名 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
称（低圧代替注水系）に係る主配管の配置を明示した図面（13／13）
日本原子力発電株式会社
8727

92

第 4-4-7-12 図〜第 4-4-7-13 図 原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧代替注水系）に係る主配管の配置を明示した図面 別紙
工事計画記載の公称値の許容範囲
管NO.18＊2
主要寸法

許容範囲

（mm）

拠

外径

216.3

±1 ％

ＪＩＳ Ｇ ３４５９による材料公差

厚さ

8.2

±12.5 ％

同上管NO.18＊1

管継手

主要寸法
（mm）

NT2 補② 公差表 R1

根

外径

216.3

厚さ

8.2

許容範囲

根

＋2.4 mm

拠

ＪＩＳ Ｂ ２３１２による材料公差−1.6 mm＋規定しない

同上−12.5 %

伸縮継手NO. E7，E12*2
主要寸法
（mm）

許容範囲

根

拠

外径

303.0

製造能力,製造実績を考慮したメーカ基準

厚さ

1.2

同上

伸縮継手NO.E9，E10*2
主要寸法
（mm）

許容範囲

根

拠

外径

307.0

製造能力,製造実績を考慮したメーカ基準

厚さ

1.5

同上

1

93

工事計画記載の公称値の許容範囲（続き）
伸縮継手NO.E11*2
主要寸法
（mm）

許容範囲

根

拠

外径

303.0

製造能力,製造実績を考慮したメーカ基準

厚さ

1.5

同上

注

：主要寸法は，工事計画記載の公称値を示す。

注記 ＊1：管の強度計算書の管NO.を示す。

NT2 補② 公差表 R1E＊2：伸縮継手の強度計算書の伸縮継手NO.を示す。

2

94

95

96

97

98

工事計画認可申請

第 4-4-7-18 図

東海第二発電所
名称

原子炉冷却系統施設のうち
非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧代替注水系）の系統図（5／10）（設計基準対象施設）

日本原子力発電株式会社
8827

99

工事計画認可申請

第 4-4-7-19 図

東海第二発電所
名称

原子炉冷却系統施設のうち
非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧代替注水系）の系統図（6／10）（重大事故等対処設備）

日本原子力発電株式会社
8827

100

工事計画認可申請

第 4-4-7-20 図

東海第二発電所
原子炉冷却系統施設のうち
非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧代替注水系）の系統図（7／10）
称（設計基準対象施設）
名

日本原子力発電株式会社
8903

101

工事計画認可申請

第 4-4-7-21 図

東海第二発電所
原子炉冷却系統施設のうち
非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧代替注水系）の系統図（8／10）
称（重大事故等対処設備）
名

日本原子力発電株式会社
8903

102

工事計画認可申請

第 4-4-7-22 図

東海第二発電所
名称

原子炉冷却系統施設のうち
非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧代替注水系）の系統図（9／10）（設計基準対象設備）

日本原子力発電株式会社
8827

103

工事計画認可申請

第 4-4-7-23 図

東海第二発電所
名称

原子炉冷却系統施設のうち
非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧代替注水系）の系統図（10／10）（重大事故等対処設備）

日本原子力発電株式会社
8827

104

工事計画認可申請

第 4-4-7-24 図

東海第二発電所
名称

原子炉冷却系統設
非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧代替注水系）の構造図
常設低圧代替注水系ポンプ
日本原子力発電株式会社
8601

105

第 4-4-7-24 図 原子炉冷却系統施設のうち非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧代替
注水系）の構造図 常設低圧代替注水系ポンプ 別紙
工事計画記載の公称値の許容範囲
主要寸法

許容範囲

（mm）

根

拠

製造能力，製造実績を考慮したメーカ

吸込口径

199.9

吐出口径

151.0

同上

ケーシング厚さ

55.0

同上

たて

860

同上

横

2291

同上

高さ

1520

同上

基準

NT2 補② 公差表 R2E

注 ：主要寸法は，工事計画記載の公称値を示す。

1

106

工事計画認可申請

第 4-4-7-25 図

東海第二発電所

名 称

原子炉冷却系統施設
非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧代替注水系）の構造図
可搬型代替注水大型ポンプ

日本原子力発電株式会社
8607

107

108

工事計画認可申請

第 4-4-7-26 図

東海第二発電所

名 称

原子炉冷却系統施設
非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧代替注水系）の構造図
可搬型代替注水中型ポンプ

日本原子力発電株式会社
8607

109

110

111

第 4-4-7-27 図 原子炉冷却系統施設 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧代替注水系）の構造図 代替淡水貯槽 別紙
工事計画記載の公称値の許容範囲
主要寸法

許容範囲

（mm）
径

20000

高

さ

21500

壁厚さ

3000

床厚さ

3000

＋規定しない−30 mm±30 ㎜

拠

土木工事共通仕様書
同上＋規定しない−20 mm＋規定しない−20 mm

同上
同上：主要寸法は，工事計画記載の公称値を示す。

NT2 補② 公差表 R1E

注

内

根

1

112

工事計画認可申請書

第 4-4-7-28 図

東 海 第 二 発 電 所
原子炉冷却系統施設名称

非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧代替注水系）の構造図
西側淡水貯水設備
日 本 原 子 力 発 電 株 式 会 社
8725

113

第 4-4-7-28 図 原子炉冷却系統施設 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備（低圧代替注水系）の構造図 西側淡水貯水設備 別紙
工事計画記載の公称値の許容範囲
主要寸法

許容範囲

（mm）
た

て
横

NT2 補② 公差表 R1E

高

51500
40000

さ

5000

壁厚さ（東西側）

2500

壁厚さ（南北側）

3000

床厚さ

3000

注

＋規定しない−30 mm＋規定しない
−30 ㎜
±30 ㎜

根

拠

土木工事共通仕様書
同上
同上＋規定しない−20 mm＋規定しない−20 mm＋規定しない−20 mm

同上
同上
同上：主要寸法は，工事計画記載の公称値を示す。

1114