東海第二発電所 審査資料
資料番号
SA 設-C-2 改 24
提出年月日
平成 29 年 8 月 9 日

東海第二発電所

重大事故等対処設備について（補足説明資料）

平成 29 年 8 月
日本原子力発電株式会社
本資料のうち，は商業機密又は核物質防護上の観点から公開できません。

下線部：今回提出資料
目次39 条39-1 重大事故等対処設備の分類
39-2 設計用地震力39-3 重大事故等対処施設の基本構造等に基づく既往の耐震評価手法の適用性と評価方針について
39-4 重大事故等対処施設の耐震設計における重大事故と地震の組合せについて
添付資料−１ 重大事故等対処施設の網羅的な整理について

41 条
41-1 重大事故等対処施設における火災防護に係る基準規則等への適合性について
41-2 火災による損傷の防止を行う重大事故等対処施設の分類について
41-3 火災による損傷の防止と行う重大事故等対処施設に係る火災区域・火災区画の設定について
41-4 重大事故等対処施設が設置される火災区域・火災区画の火災感知設備について
41-5 重大事故等対処施設が設置される火災区域・火災区画の消火設備について
41-6 重大事故等対処施設が設置される火災区域・火災区画の火災防護対策について

目-1

共通
共-1 重大事故等対処設備の設備分類及び選定について
共-2 類型化区分及び適合内容
共-3 重大事故等対処設備の環境条件について
共-4 可搬型重大事故等対処設備の必要数，予備数及び保有数について
共-5 可搬型重大事故等対処設備の接続口の兼用状況について
共-6 重大事故等対処設備の外部事象に対する防護方針について
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
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

44 条
44-1 SA 設備基準適合性 一覧表
44-2 単線結線図
44-3 配置図
44-4 系統図
44-5 試験及び検査
44-6 容量設定根拠
44-7 その他設備
44-8 ＡＴＷＳ緩和設備について
44-9 ＡＴＷＳ緩和設備に関する健全性について

45 条
45-1 SA 設備基準適合性 一覧表
45-2 単線結線図
45-3 配置図目-2

45-4 系統図
45-5 試験及び検査
45-6 容量設定根拠45-7 その他の原子炉冷却時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について
45-8 原子炉隔離時冷却系蒸気加減弁（HO 弁）に関する説明書

46 条
46-1 SA 設備基準適合性 一覧表
46-2 単線結線図
46-3 配置図
46-4 系統図
46-5 試験及び検査
46-6 容量設定根拠46-7 接続図
46-8 保管場所図46-9 アクセスルート図
46-10 その他設備
46-11 過渡時自動減圧機能について
46-12 過渡時自動減圧機能に関する健全性について

47 条
47-1 SA 設備基準適合性 一覧表
47-2 単線結線図
47-3 配置図目-3

47-4 系統図
47-5 試験及び検査
47-6 容量設定根拠
47-7 接続図
47-8 保管場所図47-9 アクセスルート図
47-10 その他設備
47-11 その他

48 条
48-1 SA 設備基準適合性 一覧表
48-2 単線結線図
48-3 計測制御系統図
48-4 配置図
48-5 系統図
48-6 試験及び検査
48-7 容量設定根拠
48-8 その他の最終ヒートシンクへ熱を輸送する設備について

49 条
49-1

SA 設備基準適合性 一覧表

49-2

単線結線図

49-3

配置図

49-4

系統図

49-5

試験及び検査目-4

49-6

容量設定根拠

49-7

接続図

49-8

保管場所図

49-9

アクセスルート図49-10 その他設備
49-11 その他

50 条
50-1 SA 設備基準適合性 一覧表
50-2 単線結線図
50-3 計装設備系統図
50-4 配置図50-5 系統図
50-6 試験及び検査
50-7 容量設定根拠50-8 接続図
50-9 保管場所図50-10 アクセスルート図
50-11 その他設備

51 条
51-1

SA 設備基準適合性 一覧表

51-2

単線結線図

51-3

配置図

51-4

系統図
目-5

51-5

試験及び検査51-6

容量設定根拠51-7接続図

51-8

保管場所図

51-9

アクセスルート図

51-10 ペデスタル（ドライウェル部）底部の構造変更について
51-11 その他設備

52 条
52-1 SA 設備基準適合性 一覧表
52-2 単線結線図
52-3 配置図
52-4 系統図
52-5 試験及び検査
52-6 容量設定根拠52-7 接続図
52-8 計装設備の測定原理
52-9 水素及び酸素発生時の対応について

53 条
53-1 SA 設備基準適合性 一覧表
53-2 単線結線図
53-3 配置図53-4 系統図
53-5 試験及び検査
目-6

53-6 容量設定根拠53-7 その他設備

54 条
54-1

SA 設備基準適合性 一覧表

54-2

単線結線図

54-3

配置図

54-4

系統図

54-5

試験及び検査54-6

容量設定根拠

54-7

接続図

54-8

保管場所図

54-9

アクセスルート図54-10 その他の燃料プール代替注水設備について
54-11 使用済燃料プール監視設備
54-12 使用済燃料プールサイフォンブレーカの健全性について
54-13 使用済燃料プール水沸騰・喪失時の未臨界性評価

55 条
55-1 SA 設備基準適合性 一覧表
55-2 配置図55-3 系統図
55-4 試験及び検査
55-5 容量設定根拠55-6 接続図目-7

55-7 保管場所図55-8 アクセスルート図
55-9 その他設備

56 条
56-1 SA 設備基準適合性 一覧表56-2 配置図56-3 系統図
56-4 試験及び検査
56-5 容量設定根拠56-6 接続図56-7 保管場所図56-8 アクセスルート図
56-9 その他設備

57 条
57-1 SA設備基準適合性一覧表
57-2 配置図
57-3 系統図
57-4 試験及び検査
57-5 容量設定根拠57-6 アクセスルート図
57-7 設計基準事故対処設備と重大事故等対処設備のバウンダリ系統図
57-8 可搬型代替低圧電源車接続に関する説明書
57-9 代替電源設備について
目-8

57-10 全交流動力電源喪失対策設備について
58 条
58-1SA 設備基準適合性 一覧表

58-2単線結線図

58-3配置図

58-4系統図58-5

試験及び検査58-6

容量設定根拠58-7

主要パラメータの代替パラメータによる推定方法について

58-8

可搬型計測器について

58-9

主要パラメータの耐環境性について

58-10 パラメータの抽出について

59 条
59-1 SA 設備基準適合性一覧
59-2 単線結線図
59-3 配置図
59-4 系統図
59-5 試験及び検査性59-6 容量設定根拠59-7 保管場所図59-8 アクセスルート図
59-9 原子炉制御室について（被ばく評価除く）
59-10 原子炉制御室の居住性に係る被ばく評価について

目-9

60 条
60-1 SA 設備基準適合性一覧表
60-2 単線結線図
60-3 配置図60-4 試験及び検査
60-5 容量設定根拠60-6 保管場所図60-7 アクセスルート図60-8 監視測定設備について

61 条
61-1 SA 設備基準適合性 一覧表
61-2 単線結線図
61-3 配置図
61-4 系統図
61-5 試験及び検査性61-6 容量設定根拠
61-7 保管場所図61-8 アクセスルート図
61-9 緊急時対策所について（被ばく評価除く）
61-10 緊急時対策所の居住性に係る被ばく評価について

62 条
62-1 SA 設備基準適合性 一覧表目-10

62-2 単線結線図
62-3 配置図
62-4 系統図
62-5 試験及び検査
62-6 容量設定根拠
62-7 アクセスルート図
62-8 設備操作及び切替に関する説明書

目-11

56-1

SA設備基準適合性一覧表

1

東海第二発電所

SA 設備基準適合性一覧表（常設）
類型化区分

環境温度・湿度・圧力／屋外の天候／放射線

その他の建屋内Ｃ

荷重(有効に機能を発揮する)―

海水

淡水だけでなく海水も使用

Ⅱ

他設備からの影響(周辺機器等からの悪影響により機能を失うおそれがない)―

電磁波による影響（電磁波により機能が損なわれない）

―

号

1

環境条件における 健全性

代替淡水貯槽

第第56条:重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

関連資料

第操作性号

2第関連資料第項1号

3

試験・検査(検査性，系統構成・外部入力)
関連資料[配置図]56-2-1,3
現場操作
（弁操作）

Ｂｆ

[配置図]56-2-4容器(タンク類)(開放点検が可能)

Ｃ[試験及び検査説明]56-4-1〜4

第切り替え性

本来の用途として使用―切替不要

関連資料[系統図]56-3-3,4Ｂｂ

第号

4第号

5

悪影響防止

条

43

系統設計

DB施設と同じ系統構成

Ａｄ

その他(飛散物)(考慮対象なし)

対象外

関連資料

第設置場所号

6

関連資料

第常設SAの容量

―
現場操作

Ａ

[配置図]56-2-4[系統図]56-3-3,4
DB施設の系統及び機器の容量が十分

Ｂ号

1

関連資料

[容量設定根拠]56-5-1,2

第(共用しない設備)

関連資料

―

対象外号

第共用の禁止2第号

3

共通要因故障防止項

2

環境条件，自然現象，外部人為事象，溢水，火災(共通要因の考慮対象設備なし)

対象外

サポート系故障(サポート系なし)

対象外

関連資料

[配置図]56-2-1,3

2

東海第二発電所
第56条:重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

号

環境条件における 健全性

第1SA 設備基準適合性一覧表（常設）サプレッション・プール

類型化区分

環境温度・湿度・圧力／屋外の天候／放射線

格納容器内

Ａ

荷重

(有効に機能を発揮する)―

海水

淡水だけでなく海水も使用

Ⅱ

他設備からの影響(周辺機器等からの悪影響により機能を失うおそれがない)―

電磁波による影響（電磁波により機能が損なわれない）

―

関連資料

第操作性

[配置図]56-2-1,2(操作不要)

対象外号

2

第関連資料

第項

1号

3

試験・検査
(検査性，系統構成・外部入力)
関連資料―
容器(タンク類)(目視点検が可能)

Ｃ[試験及び検査説明]56-4-5,6

第切り替え性

本来の用途として使用―切替不要

関連資料[系統図]56-3-5,6Ｂｂ

第号

4第号

5

悪影響防止条43

系統設計

DB施設と同じ系統構成

Ａｄ

その他(飛散物)(考慮対象なし)

対象外

関連資料

第設置場所

―
(操作不要)

対象外号

6

関連資料

第常設SAの容量―
DB施設の系統及び機器の容量が十分

Ｂ

号

1

関連資料

[容量設定根拠]56-5-6〜0

第(共用しない設備)

関連資料

―

対象外

号

第共用の禁止2第号

3

共通要因故障防止項

2

環境条件，自然現象，外部人為事象，溢水，火災(共通要因の考慮対象設備なし)

対象外

サポート系故障(サポート系なし)

対象外

関連資料

―

3

東海第二発電所

SA 設備基準適合性

第56条:重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

環境条件における 健全性

第号

1

可搬型代替注水大型ポンプ

類型化区分

環境温度・湿度・圧力／屋外の天候／放射線

屋外

Ｄ

荷重

(有効に機能を発揮する)―

海水

淡水だけでなく海水も使用

Ⅱ

他設備からの影響(周辺機器等からの悪影響により機能を失うおそれがない)―

電磁波による影響（電磁波により機能が損なわれない）

対象外

関連資料

第操作性号

2関連資料

第第項

1号

3

一覧表（可搬型）

試験・検査(検査性，系統構成・外部入力)
関連資料[保管場所図]56-7-1,2設備の運搬・設置
操作スイッチ操作

Ｂｃ
Ｂｄ[接続図]56-6-3
ポンプ，ファン，圧縮機

Ａ[試験及び検査]56-4-7,8

第
切り替え性

(本来の用途として使用)

対象外号

4号

悪影響防止

第5

関連資料

―

系統設計

通常時は隔離又は分離Ａｂ

その他(飛散物)(考慮対象なし)

対象外

第第関連資料

43

6

設置場所号

条

関連資料

第号

可搬SAの容量

1

関連資料

―
現場操作Ａ

[接続図]56-6-3
原子炉建屋の外から水又は電力を供給する可搬型設備

Ａ[容量設定根拠]56-5-3,4

第可搬SAの接続性

より簡単な接続Ｃ号

2第号

3

関連資料
異なる複数の接続箇所の確
保関連資料[接続図]56-6-3
複数の機能で同時に使用

Ａａ[接続図]56-6-3

第号

第(放射線量の高くなるおそれの少ない場所を選定)

―

関連資料

[接続図]56-6-3

第項

3

設置場所
4

保管場所

屋外(共通要因の考慮対象設備あり)

関連資料[保管揚所図]56-7-1,2

Ｂａ号

5

第アクセスルート

屋外アクセスルートの確保

Ｂ号

6号

共通要因故 障防止

第7

関連資料

[アクセスルート図]56-8-1,2

環境条件，自然現象，外部人為事象，溢水，火災防止設備−対象(代替対象DB設備有り)−屋内Ａａ

サポート系要因

対象(サポート系有り)−異なる駆動源又は冷却源

Ｃａ

関連資料

[保管場所図]56-7-1,2

4

56-2

配置図

5

：設計基準対象施設：重大事故等対処設備

第 56-2-1 図

水源配置図（代替淡水貯槽，サプレッション・プール）

56-2-1

6

第 56-2-2 図

水源配置図（サプレッション・プール）

56-2-27

第 56-2-3 図

水源配置図（代替淡水貯槽）56-2-38

第 56-2-4 図

代替水源配置図（高所淡水池，北側淡水池，ＳＡ用海水ピット）

56-2-49

56-3系統図

10

第 56-3-1 図

系統概要図（可搬型代替注水大型ポンプによる代替淡水貯槽への補給（淡水／海水））56-3-111

原子炉建屋原子炉棟
原子炉隔離時
冷却系より

AO

AO

MO

MO

屋外

MO

MO

MO
AO

MO

MO

MO

AO

MO
MO

MO
MO
MO

DC
MO

MO

可搬型代替注水
大型ポンプ

補給水系よりMO
MO

MO
残留熱除去系
ポンプ(B)へ

代替循環
冷却系ポンプ

残留熱除去系ポンプ(A)

緊急用海水
ストレーナ

緊急用海水ポンプ

MO

MO

MO

MOMOMO接続口

残留熱除去系
海水ポンプ

可搬型代替注水
大型ポンプ
放水路へ

緊急用海水系使用時の図を示す。

第 56-3-2 図

サプレッション・プールを水源とした代替循環冷却系

56-3-212

原子炉建屋

屋外
残留熱除去系
海水系ポンプ（B）系

その他B系負荷MO

MO

残留熱除去系
熱交換器(B)

MO

MO

地下格納槽
MO

MO

代替燃料プール
冷却系熱交換器

ストレーナ

MO

MO

MO

（予備）

MO

緊急用
海水ポンプ

残留熱除去系
熱交換器(A)

MO

その他A系負荷

海へ

残留熱除去系
海水系ポンプ
（A）系

原子炉建屋

屋外
残留熱除去系
海水系ポンプ（B）系

その他B系負荷MO

MO

残留熱除去系
熱交換器(B)

MO

MO

地下格納槽
MO

MO

代替燃料プール
冷却系熱交換器

ストレーナ

MO

MO

MO（予備）

MO

緊急用海水ポンプ

残留熱除去系
熱交換器(A)

MO

その他A系負荷

海へ

残留熱除去系
海水系ポンプ（A）系

第 56-3-3 図

海水を水源とした緊急用海水系

56-3-313

第 56-3-4 図

海水を水源とした大気への拡散抑制

泡消火薬剤容器第 56-3-5 図

海水を水源とした航空機燃料火災への泡消火

56-3-41456-4

試験及び検査15

第 56-4-1 図

第 56-4-2 図

代替淡水貯槽構造図

運転性能検査系統図（可搬型代替注水大型ポンプ）

56-4-116

56-5

容量設定根拠17

名称

代替淡水貯槽容量m３

最高使用圧力MPa[gage]

静水頭

最高使用温度℃

66

機器仕様に関する注記（注１）（約5,000（注２））

注１：要求値を示す
注２：公称値を示す【設定根拠】
代替淡水貯槽は，重大事故等の収束に必要となる淡水を供給するための水源として設置する。

1. 容量m３

重大事故等対策の有効性評価で想定する各事故シーケンスのうち，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しない場合）である。この事故シーケンスでの，淡水使用量は7日間で約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4,300m ３ が枯渇する前に，可搬型代替注水大型ポンプによる水源からの移送を用いて補給する。

56-5-118

第56-5-1図

常設低圧代替注水系ポンプによる積算注水量

第56-5-1図に示すとおり，代替淡水貯槽の貯水量約m ３ が枯渇するのは事象発生から3日以降であることから，事象発生後余裕を持って，可搬型代替注水大型ポンプ等を用いて，代替淡水源（淡水貯水池等）又は海水をm３ ／hで代替淡水貯槽へ給水することで，代替淡水貯槽が枯渇することはない。なお，この給水量には，有効性評価の想定事故１又は２に相当する事故の同時発生した場合の使用済燃料プールへの必要注水量数m ３ ／h程度を考慮したものである。
格納容器圧力逃がし装置への補給は，事象発生7日以降，断続的に実施する操作であり，必要注水量は数m ３ ／h程度であることから，代替淡水貯槽を水源に格納容器圧力逃がし装置への補給を行ったとしても，補給による代替淡水貯槽の水量回復は可能である。

56-5-219

以上より，代替淡水貯槽の容量については，要求値m３，公称値約5,000m３ とする。

2. 最高使用圧力

静水頭

開放容器であることから静水頭とする。

3. 最高使用温度

66℃

水源である淡水及び海水の温度が常温程度であるため，それを上回る値として66℃とする。

56-5-320

名称

可搬型代替注水大型ポンプ

容量m3／h／台

以上（注１）（約1,320（注２））

吐出圧力MPa[gage]以上（注１）（約1.40（注２））

最高使用圧力MPa[gage]

1.4

最高使用温度℃

60

原動機出力kW／台847

機器仕様に関する注記

注１：要求値を示す
注２：公称値を示す【設定根拠】
可搬型代替注水大型ポンプは，重大事故等時に以下の機能を有する。

可搬型代替注水大型ポンプは想定される重大事故等時において，複数の代替淡水源である高所淡水池及び北側淡水池等の淡水もしくは海水を，事故収束に必要な水量を代替淡水貯槽へ供給できる設計とする。
なお，可搬型代替注水大型ポンプは，代替淡水貯槽への補給に必要な流量を確保できる容量を有するものを1台使用する。保有数は2セットで合計2台と，故障時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3台を保管する。

1.容量

m３ ／h以上

代替淡水貯槽へ補給する場合の可搬型代替注水大型ポンプの容量は，運転中の原子炉における重大事故シーケンスのうち，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である雰囲気圧力・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しない場合）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）における淡水消費率を包絡する補給56-5-421

流量である

m３ ／hとしていることから，可搬型代替注水大型ポンプについても同様に

m３ ／h以上とし，公称値を1台あたり約1,320m ３ ／hとする。

2. 吐出圧力MPa[gage]以上

代替淡水貯槽へ補給する場合の可搬型代替注水大型ポンプの吐出圧力は，水源と移送先の圧力差（大気解放である高所淡水池及び北側淡水池等または海水と代替淡水貯槽の圧力差），静水頭，ホース及び機器類圧損を基に設定する。

最終吐出端必要圧力

MPa[gage]

静水頭

約

MPa[gage]

ホース圧損

約

MPa[gage]

機器類圧損

約

MPa[gage]

合計

約

MPa[gage]

可搬搬型代替注水大型ポンプの吐出圧力の公称値は，容量の公称値である約1,320m３ ／hにおける吐出圧力である約1.40MPa[gage]とする。

3. 最高使用圧力

1.4MPa[gage]

可搬型代替注水大型ポンプの最高使用圧力は、供給ラインを考慮しポンプ吐出圧力を制限していることから、その制限値である1.4MPa[gage]とする。

4. 最高使用温度

60℃

可搬型代替注水大型ポンプの最高使用温度は，供給ラインを考慮し接続するホースの最高使用温度である60℃とする。
56-5-522

5. 原動機出力847kW

可搬型代替注水大型ポンプの原動機出力については，メーカ設計値である847kWとする。

6. 可搬型代替注水大型ポンプの性能曲線
可搬型代替注水大型ポンプの性能曲線を以下に示す。

56-5-623

名称

サプレッション・プール

容量m３

約3,400最高使用圧力MPa[gage]

0.62

最高使用温度

℃

200

1. 容量

約3,400m３

サプレッション・プールは，重大事故等時において代替循環冷却系の代替循環冷却系ポンプの水源として使用する。
代替循環冷却系は，サプレッション・プールを水源として代替循環冷却系ポンプで原子炉注水及び格納容器スプレイを行い，その水がサプレッション・プールに戻る循環ラインで構成されている。
サ プ レ ッ シ ョ ン ・ プ ー ル 水 位 が 通 常 最 低 水 位 （ EL 2.9m） の 状 態 に お いて，代替循環冷却系が成立するためのサプレッション・チェンバ圧力の下限が−0.085MPa[gage]となる。よって，これらのサプレッション・チェンバ圧力以上の状態であれば，通常最低水位（EL 2.9m）以上の水量が確保できていれば，代替循環冷却系水源としての必要な水量を満足できる。よって，設計基準事故対処設備としての設計上のサプレッション・プール水量（通常最低水位時の水量）と同じ約3,400m３ とする。

2. 限界圧力

0.62MPa[gage]

格納容器限界圧力である0.62MPa[gage]とする。

3. 限界温度

200℃

格納容器限界温度である200℃とする。

56-5-724

原子炉建屋原子炉棟
原子炉隔離時
冷却系より

AO

AO

MO

MO

屋外

MO

MO

MO
AO

MO

MO

MO

AO

MO
MO

MO
MO
MO

DC
MO

MO

可搬型代替注水
大型ポンプ

補給水系よりMO
MO

MO
残留熱除去系
ポンプ(B)へ

代替循環冷却系ポンプ

残留熱除去系ポンプ(A)

緊急用海水ストレーナ

緊急用海水ポンプ

MOMOMOMOMO

MO接続口

残留熱除去系
海水ポンプ

可搬型代替注水
大型ポンプ
放水路へ

緊急用海水系使用時の図を示す。

第 56-5-2 図

代替循環冷却系統概要図

56-5-825

第 56-5-1 表

Pa

NPSH

評価条件

項目

設定値

単位

S／C 圧力−m

設定根拠−（本評価では，NPSH 評価を成立させる格納容器内圧力の下限を求めるものである）

Pv

代替循環冷却系ポン

m℃における飽和蒸気圧力m

S／P 水位レベル(LWL):EL2.9m

プ入口温度での飽和蒸気圧（水頭圧換算値）

H

S／P 水と代替循環冷ΔH

却系ポンプ軸レベルとポンプ軸レベル:EL-3.13 の間の水頭差

差

吸込配管圧損m(ストレーナ込)

ポンプ最大流量m３／h における圧損値

デブリ圧損

m

ECCS ストレーナ工認説明書における NPSH 評価時のデブリ圧
損:をm３／h 相当の値に換算−

代替循環冷却系ポンmプの必要 NPSH

ポンプ予想性能曲線読み取り
値(@m３ ／h)56-5-926

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 S／C 圧力の下限を求める。
（有効 NPSH）＝Pa−Pv＋H−ΔH ≧（必要 NPSH）
Pa≧

MPa[gage]以上の評価結果より，格納容器内圧力が「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、格納容器内圧力が「MPa[gage]以上」の状態であれば代替循環冷却系ポンプの必要 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は成立する。

56-5-1027

56-6

接続図

28

第 56-6-1 図

接続図（可搬型設備配置図）

56-6-129

第 56-6-2 図

接続図（可搬型設備接続口）

56-6-230

56-7

保管場所図

31

第 56-7-1 図

保管場所図（位置的分散）

56-7-13256-8

アクセスルート図33

第 56-8-1 図

保管場所およびアクセスルート図

56-8-134

第 56-8-2 図保管場所〜SA 用海水ピット〜接続口までのアクセスルート

56-8-235

第 56-8-3 図保管場所〜代替淡水貯槽〜接続口までのアクセスルート

56-8-336

第 56-8-4 図保管場所〜高所淡水池及び北側淡水池〜接続口までのアクセスルート

56-8-437

56-9その他設備

38

1.高所淡水池及び北側淡水池の容量
高所淡水池及び北側淡水池は，重大事故等の収束に必要となる淡水を供給するための代替淡水源として設置する。

1.1

容量

高所淡水池及び北側淡水池の容量は，2,500m３ ／基とする。

重大事故等対策の有効性評価で想定する各事故シーケンスのうち，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しない場合）である。この事故シーケンスでの，淡水使用量は 7 日間で約この淡水使用量に対して，代替淡水貯槽の貯水量約m ３ である。

m３ が枯渇する前に，可搬型代替注水大型ポンプによる補給の淡水源として高所淡水池及び北側淡水池を設置する。
最も淡水使用量が多い事故シーケンスでの水使用量は７日間で約あるが，代替淡水貯槽の貯水量約m３でm ３ に高所淡水池及び北側淡水池の容量5,000m３ を加えた淡水量を下回るものである。
なお，格納容器ベントを考慮する事故シーケンスにおける水使用量については，事象発生から一定時間後に除熱機能を復旧させ，サプレッション・プール水を水源とする原子炉注水及び格納容器スプレイに切り替えることで減少させることが可能である。例えば，事象発生から 3 日時点で切り替えに成功した場合，代替淡水貯槽は枯渇することがなく，高所淡水池及び北側淡水池からの移送を行わなくても安定した冷却を維持できる。このような対応を可能とする対策を講じることにより，高所淡水池及び北側淡水池の容量が有する裕度を更に向上させていく。
56-9-139

2.淡水タンクを利用した水の供給設備の整備
重大事故等の収束に必要となる水を供給するための自主対策設備として，淡水タンクである多目的タンク，ろ過水貯蔵タンク，純水貯蔵タンク，原水タンクを利用した水の供給設備を整備する。

2.1.設備概要
淡水タンクを利用した水の供給設備を第 56-9-1 図に示す。
淡水タンクが健全な場合に，可搬型代替注水大型ポンプ等を使用してこれら淡水タンクから代替淡水貯槽へ水が補給できる。なお，淡水タンクから高所淡水池及び北側淡水池への補給もできる構成である。

第 56-9-1 図

淡水タンクから代替淡水貯槽への補給

56-9-240