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-940 改 4

提出年月日

平成 30 年 9 月 25 日

日本原子力発電株式会社

東海第二発電所

添付書類

発電用原子炉の設置の許可との整合性に関する説明書
リ項

原子炉格納施設の構造及び設備
抜粋資料

設置変更許可申請書（本文）
原子炉格納施設の構造及び設備
原子炉格納施設の構造及び設備の記述を以下のとおり変更する。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

リ

ﾘ-①原子炉格納容器は，円錐フラスタム形のドライウ
ェル及び円筒形のサプレッション・チェンバよりなる圧力抑制形である。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2ﾘ-②原子炉格納容器の外側は，原子炉建屋によって囲まれている。

ﾘ-③原子炉格納容器バウンダリは，原子力規制委員会
規則等に基づき，最低使用温度を考慮して非延性破壊を防止するように設計する。

整 合 性
設置変更許可申請書（本文）第五号リ項において，工事の計画の内容は，以下の通り整合している。

備

考設置変更許可申請書（本文）のﾘ-①は，「ﾘ(1)原子炉格納容器の構造」に示す。
9. 原子炉格納施設
9.1 原子炉格納施設
9.1.1 通常運転時等
9.1.1.1 概要【原子炉格納施設】（基本設計方針）2. 原子炉建屋
2.1 原子炉建屋原子炉棟等

原子炉格納施設は，発電用原子炉からの放射性物質放出に対し，二重の防壁を形成している。第一の格納施設
は，原子炉格納容器で，発電用原子炉及び再循環回路を格納し，第二の格納施設は，原子炉建屋原子炉棟（以下9.では「原子炉建屋」という。
）で，上記原子炉格納容器を完全に収納している。
＜中略＞

ﾘ-②原子炉建屋原子炉棟は，原子炉格納容器を収納する建屋であって，非常用ガス処理系等により，内部の負圧を確保し，原子炉格納容器から放射性物質の漏えいがあっても発電所周辺に直接放出されることを防止する設計とする。

9.1.1.2 設計方針
(9) 非延性破壊の防止

1. 原子炉格納容器
1.1 原子炉格納容器本体等＜中略＞
ﾘ-③通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計基準事故時において，原子炉格納容器バウンダリを構成する機器は脆性破壊及び破断が生じない設計とする。脆性破壊に対しては，最低使用温度を考慮した破壊じん性試験を行い，規定値を満足した材料を使用する設計とする。

原子炉格納容器バウンダリを構成する鋼製の機器については原子力規制委員会規則等に基づき，最低使用温度を考慮して，非延性破壊を防止するように設計する。

工事の計画のﾘ-②は，設置変更許可申請書（本文）のﾘ-②と同義であり整合している。

【44 条 22】工事の計画のﾘ-③は，設置変更許可申請書（本文）のﾘ-③を具体的に記載しており整合している。

【44 条 4】

ﾘ-1

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項(1) 原子炉格納容器の構造

第 9.1－1 表 原子炉格納容器主要仕様
形
式
圧力抑制形

ﾘ(1)-①形

状 ドライウェル 円錐フラスタム形
サプレッション・チェンバ 円筒形

形
状
ドライウェル ：円錐フラスタム形
サプレッション・チェンバ：円筒形材

炭素鋼（ＡＳＭＥ ＳＡ－516 Grade70相当品）

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

式

料

整 合 性

備

【原子炉格納施設】（要目表）

9. 原子炉格納施設
9.1 原子炉格納施設

圧力抑制形

型

工事の計画 該当事項

（本文十号）
格納容器の形状に関する条件は設計値を用いる。
・記載箇所
ハ(2)(ⅱ)a.(b)(b-1)(b-1-1)(b-1-1-1)
ハ(2)(ⅱ)a.(b)(b-1)(b-1-1)(b-1-1-2)
ハ(2)(ⅱ)a.(b)(b-2)(b-2-1)

・設置変更許可申請書で使用している原子炉格納容器の形状に関する条件は設計値を用いていることか
ら，工事の計画の原子炉格納容器の設計と整合して
いる。

寸

寸

工事の計画の ﾘ(1)-①
は，設置変更許可申請書（本文）の ﾘ(1)-①の形状を具体的に記載しているものであり整合している。

ﾘ(2)-①ﾘ(1)-①ﾘ(1)-②工事の計画の ﾘ(1)-②
は，設置変更許可申請書（本文）の ﾘ(1)-②
を詳細に記載しており整合している。

ﾘ(1)-①
法

ﾘ(1)-②円錐フラスタム頂部直径：約 10m
ﾘ(1)-④ダイヤフラム部直径：約 25mﾘ(1)-⑤円筒部直径：約 26mﾘ(1)-③全高：約 48m（円筒部高さ
：約 16m）(2) 原子炉格納容器の設計圧力及び設計温度並びに漏えい率
最高使用圧力※310kPa[gage]法

円錐フラスタム頂部直径
ダイヤフラム部直径
円筒部直径
全高（円筒部高さ
ベント管直径：約 10 m
：約 25 m
：約 26 m
：約 48 m
：約 16 m）
：約 0.60 m

容積
ドライウェル空間：約 5,400 m3
ドライウェル空間（ベント管含む）：約 5,700 m3
サプレッション・チェンバ空間部：約 4,100 m3
サプレッション・チェンバ・プール水量：約 3,400 m3
本
数
ベント管
108 本
設計圧力
ドライウェル：(内圧)2.85 kg／cm2g(外圧)0.14 kg／cm2g
サプレッション・チェンバ：(内圧)2.85 kg／cm2g(外圧)0.14 kg／cm2g

最高使用温度※
ドライウェルﾘ(2)-①サプレッション・チェンバ

171℃
104℃

設計温度
ドライウェル：171 ℃
サプレッション・チェンバ：104 ℃

ﾘ(1)-③工事の計画の ﾘ(1)-⑤は，設置変更許可申請書（本文）の ﾘ(1)-⑤を詳細に記載しており整合している。

工事の計画の ﾘ(1)-③
は，設置変更許可申請書（本文）の ﾘ(1)-③
を詳細に記載しており整合している（ドライ
ウェル高さ
m+サ
プレッション・チェン
バ高さm=m≒約 48 m）。

工事の計画の ﾘ(2)-①
は，設置変更許可申請書（本文）の ﾘ(2)-①
を詳細に記載しており整合している。

ﾘ-2

考設置変更許可申請書（本文）

漏えい率0.5％／d（常温，空気，最高使用圧力の 0.9 倍の圧力において）※ 設計基準対象施設としての値

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

設計漏えい率（常温，空気，設計圧力において）原子炉格納容器
0.5 ％／日材 料
ＡＳＭＥ ＳＡ－５１６Ｇｒａｄｅ７０相当
ＮＤＴＴ －17 ℃

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

ﾘ(1)-①ﾘ(1)-⑤ﾘ(1)-①ﾘ(1)-③ﾘ(1)-⑤

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2（本文十号）
格納容器の漏えい率は，設計上定められた最大値（0.5％／d）とする。
・記載箇所
ロ(2)(ⅲ)d.(g)（本文十号）
格納容器からの漏えい量は，格納容器圧力に応じた設計漏えい率を基に評価する。
・記載箇所
ハ (2)(ⅱ)c.(a)(a-1)(a-1-15)(a-1-15-4)(a-1-154-1)
ハ (2)(ⅱ)c.(a)(a-2)(a-2-13)(a-2-13-6)(a-2-136-1)
ハ(2)(ⅱ)c.(b)(b-17)(b-17-4)(b-17-4-1)

・工事の計画で記載の設計漏えい率は設置変更許可
申請書（本文十号）と整合しており，設置変更許可申請書（本文十号）で使用している解析条件を包絡している。

ﾘ-3

考設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

設置変更許可申請書（本文）

ﾘ-4考設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

ﾘ(1)-④工事の計画の ﾘ(1)-④
は，設置変更許可申請書（本文）の ﾘ(1)-④を詳細に記載しており整合している。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

ﾘ(1)-④

備

ﾘ-5

考設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
9.1.2 重大事故等時
9.1.2.1 原子炉格納容器
9.1.2.1.1 概要

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2原子炉格納容器は，重大事故等時において，設計基準
対象施設としての最高使用圧力及び最高使用温度を超えるﾘ(2)-②ことが想定されるが，重大事故等時においては
設計基準対象施設としての最高使用圧力の 2 倍の圧力及び 200℃の温度以下で閉じ込め機能を損なわない設計とする。

原子炉格納容器は，想定される重大事故等時において，設計基準対象施設としての最高使用圧力及び最高使用温度を超える可能性があるが，設計基準対象施設としての最高使用圧力の 2 倍の圧力及び 200℃の温度以下で閉じ込め機能を損なわない設計とする。また，原子炉格納容器内に設置される真空破壊装置は，想定される重大事
故等時において，ドライウェル圧力がサプレッション・
チェンバ圧力より低下した場合に圧力差により自動的に働き，サプレッション・チェンバのプール水逆流並びにドライウェルとサプレッション・チェンバの差圧によるダイヤフラム・フロア及び原子炉圧力容器基礎の破損を防止できる設計とする。

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

【原子炉格納施設】（基本設計方針）1. 原子炉格納施設
1.1 原子炉格納容器本体等＜中略＞
原子炉格納容器は，想定される重大事故等時において，設計基準対象施設としての最高使用圧力及び最高使用温度を超えるﾘ(2)-②可能性があるが，設計基準対象施設としての最高使用圧力の 2 倍の圧力及び 200 ℃の温度で閉じ込め機能を損なわない設計とする。

工事の計画の ﾘ(2)-②
は，設置変更許可申請書（本文）の ﾘ(2)-②と同義であり整合している。

【63 条 21】【63 条 29】【64 条 5】【64 条 11】【64 条 22】【64 条 31】【64 条 41】【64 条 49】【65 条 11】【65 条 30】【66 条 5】【66 条 12】【67 条 7】【67 条 15】

3. 圧力低減設備その他の安全設備
3.1 真空破壊装置＜中略＞
想定される重大事故等時において，ドライウェル圧力がサプレッション・チェンバ圧力より低下した場合に，ドライウェルとサプレッション・チェンバ間に設置された 11 台の真空破壊装置が，圧力差により自動的に働き，
サプレッション・チェンバのプール水逆流並びにドライ
ウェルとサプレッション・チェンバの差圧によるダイヤ
フラム・フロア及び原子炉圧力容器基礎の破損を防止できる設計とする。

考【57 条 17】【63 条 22】【63 条 30】【64 条 6】【64 条 12】【64 条 23】【64 条 32】【64 条 42】【64 条 50】【65 条 12】【65 条 31】【66 条 6】【66 条 13】【67 条 8】【67 条 16】

ﾘ-6

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

設置変更許可申請書（本文）(3) 非常用格納容器保護設備の構造(ⅰ) 設計基準対象施設
ａ．格納容器内ガス濃度制御系
ﾘ(3)(ⅰ)a.-①原子炉冷却材喪失時に発生するおそれのある水素の酸化反応を防止するため，可燃性ガス濃度制
御系で水素及び酸素濃度を制御する。ﾘ(3)(ⅰ)a.-②また，原子炉運転時には原子炉格納容器内に不活性ガス系
で窒素を充填する。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
9.1.1.4.1.2 格納容器内ガス濃度制御系
原子炉格納容器内に存在する可燃性の水素及び酸素としては，以下のものが考えられる。
ａ．通常運転中から原子炉格納容器内に存在する酸素
ｂ．冷却材喪失事故後，燃料被覆材のジルコニウムと水の反応によって発生する水素
ｃ．核分裂生成物から放出される放射線により徐々に水が放射線分解し発生する水素及び酸素
これらの水素と酸素が反応して多量の熱を発生することにより原子炉格納容器内の圧力及び温度の上昇を招く
まねく可能性があるので，これを防止するため原子炉格
納容器内雰囲気の水素及び酸素濃度を制御する格納容器
内ガス濃度制御系を設ける。
本系統は二つの系から構成される。すなわち，水素及び酸素濃度を制御する可燃性ガス濃度制御系及び原子炉格納容器内の空気をあらかじめ窒素と置換して通常運転中の酸素濃度を低くしておく不活性ガス系である。

工事の計画 該当事項
3. 圧力低減設備その他の安全設備
3.4 可燃性ガス濃度制御設備
3.4.1 可燃性ガス濃度制御系
ﾘ(3)(ⅰ)a.-①原子炉冷却材喪失事故時に原子炉格納容器内で発生する水素及び酸素の反応を防止するため，可燃性ガス濃度制御系を設け，ﾘ(3)(ⅰ)a.-②不活性ガス系
により原子炉格納容器内に窒素を充てんすることとあい
まって，可燃限界に達しないための制限値である水素濃度 4 vol％未満又は酸素濃度 5 vol％未満に維持できる設
計とする。

整 合 性

備

考

工事の計画のﾘ(3)(ⅰ)
a .- ① は，設置 変更許可申請書（本文）の ﾘ(3)(ⅰ)a.-①を具体的に記載しており，整合している。

【44 条 18】工事の計画のﾘ(3)(ⅰ)
a .- ② は，設置 変更許可申請書（本文）の ﾘ(3)(ⅰ)a.-②を具体的に記載しており，整合している。

【44 条 19】(1) 可燃性ガス濃度制御系
ａ．設計方針(a) 通常運転中，原子炉格納容器に不活性ガス系により窒素を充填することとあいまって，冷却材喪失事故時に原子炉格納容器内の水素あるいは酸素濃度を，燃焼限界に達しないための制限値である水素濃度 4vol％以下あるいは酸素濃度 5vo1％以下に維持できるように設計する。

(2) 不活性ガス系
不活性ガス系は，あらかじめ原子炉格納容器内の空気を窒素で置換しておく設備であって，液体窒素貯蔵タン
ク，配管，計装などが設けられている。窒素充填はタン
クローリから行われる。その後運転中の漏えい分の補給は，液体窒素貯蔵タンクに貯蔵した窒素により行う。
＜中略＞

3.5 原子炉格納容器調気設備
3.5.1 不活性ガス系
ﾘ(3)(ⅰ)a.-②不活性ガス系は，水素及び酸素の反応を防止するため，あらかじめ原子炉格納容器内に窒素を充てんすることにより，水素濃度及び酸素濃度を可燃限界未満に保つ設計とする。

ﾘ-7

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項(a) 可燃性ガス濃度制御系
系 統 数
2
容
量
ﾘ(3)(ⅰ)a.(a)-①格納容器からの吸込
流量 約 255Nm３／h（1 系統当たり）
再結合器内流量約 340Nm３／h（1系統当たり）

第 9.1－5 表 可燃性ガス濃度制御系主要仕様
系統数
2（うち予備 1）
原子炉格納容器からの吸込流量 約 255 Nm3／h／系統
再結合器内流量約 340 Nm3／h／系統

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2（本文十号）
ドライウェルから可燃性ガス濃度制御系への吸込み
流 量 は 255 m ３ ／ h[normal] と し ， 合 計 340 m ３ ／h[normal]（1 系統当たり）のガスが可燃性ガス濃度制御系で処理されるものとする。
・記載箇所
ロ(2)(ⅳ)b.(h)・設置変更許可申請書（本文十号）で使用している
可燃性ガス濃度制御系の再結合器内流量は，工事の計画で使用している可燃性ガス濃度制御系の容量と整合しており，設置変更許可申請書（本文十号）で使用している解析条件に包絡されている。

ブロワ
型 式
台 数
容 量

遠心式
1／系統
約 340 Nm3／h／系統

加熱器
型 式
台 数
容 量

遠心式
1／系統
約 100 kW

再結合器
型 式
台 数

熱反応式
1／系統

冷却器
型 式
台 数
冷却水

スプレイ式
1／系統
残留除去系水工事の計画 該当事項

整 合 性

備

【原子炉格納施設】（要目表）

工事の計画の「可燃性ガス濃度制御系再結合装置ブロワ」の容量は設置変更許可申請書（本文）のﾘ(3)(ⅰ)a.
(a)-①の吸込流量を含んでおり整合してい
る。

ﾘ-8

考

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

設置変更許可申請書（本文）(b) 不活性ガス系
ﾘ(3)(ⅰ)a.(b)-①充てん設備一式

設置変更許可申請書（本文）において許可を受けた ﾘ(3)(ⅰ)a.
(b)-①は，本工事計画の対象外である。

ﾘ-9

考設置変更許可申請書（本文）NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2ｂ．格納容器スプレイ冷却系
ﾘ(3)(ⅰ)b.-①再循環回路の破断のような原子炉冷却材喪失時に，サプレッション・チェンバのプール水を熱交換器（原子炉停止時冷却系と同じ熱交換器を使用する。）
で冷却し，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によって，原子炉格納容器内の温度及び圧力上昇を防止する。ﾘ(3)(ⅰ)b.-②なお，熱交換器の冷却水には海水を使用する。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

9.1.1.4.1.4 格納容器スプレイ冷却系
格納容器スプレイ冷却系は，冷却材喪失事故後，サプ
レッション・チェンバ内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，スプレイすることによって，原子炉格納容器内の温度，圧力を低減し，原子炉格納容器内に浮遊している放射性物質が漏えいするのを抑えるものである。ドライウェル内にスプレイされた
水は，水位がベント管口に達した後はベント管を通って，サプレッション・チェンバ内に戻り，サブレッショ
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。
＜中略＞
この熱交換器は，残留熱除去系海水系ポンプによって，直接海水で冷却される。
＜中略＞

工事の計画 該当事項

【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3.2 原子炉格納容器安全設備
3.2.1 格納容器スプレイ冷却系
ﾘ(3)(ⅰ)b.-①原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊又は故障の際に生ずる原子炉格納容器内の圧力及び温度の上昇により原子炉格納容器の安全性を損なうことを防止するため，原子炉格納容器内において発生した熱を除去する設備として，残留熱除去系（格納容器スプ
レイ冷却系）を設ける。
ﾘ(3)(ⅰ)b.-①残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）は，原子炉冷却材圧力バウンダリ配管の最も過酷な破断を想定した場合でも，放出されるエネルギによる設計基準事故時の原子炉格納容器内圧力，温度が最高使用
圧力，最高使用温度を超えないようにし，かつ，原子炉
格納容器の内圧を速やかに下げて低く維持することにより，放射性物質の外部への漏えいを少なくする設計とする。
＜中略＞
ﾘ(3)(ⅰ)b.-①残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）は，原子炉冷却材喪失事故時に，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ことにより，環境に放出される放射性物質の濃度を減少させる設計とする。
＜中略＞【原子炉冷却系統施設】（基本設計方針）7. 原子炉補機冷却設備
7.1 残留熱除去系海水系(1) 系統構成＜中略＞
ﾘ(3)(ⅰ)b.-②残留熱除去系海水系は，残留熱除去系海水系ポンプを設置し残留熱除去系熱交換器に冷却用海水を供給することにより，非常時に動的機器の単一故障及び外部電源喪失を仮定した場合でも，残留熱除去設備，非常用炉心冷却設備等の機器から発生する熱を最終的な熱の逃がし場である海へ輸送が可能な設計とする。
＜中略＞

整 合 性

備

考

工事の計画のﾘ(3)(ⅰ)
b .- ① は，設置 変更許可申請書（本文）の ﾘ(3)(ⅰ)b.-①を具体的に記載しており，整合している。

【44 条 27】【44 条 28】【44 条 25】工事の計画のﾘ(3)(ⅰ)
b .- ② は，設置 変更許可申請書（本文）の ﾘ(3)(ⅰ)b.-②を具体的に記載しており整合し
ている。

ﾘ-10

【33 条 14】

設置変更許可申請書（本文）

ﾘ(3)(ⅰ)b.-③系 統 数
ﾘ(3)(ⅰ)b.-③設計流量
ポンプ数

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

2
約 1,690t／h（1 系統当たり）工事の計画 該当事項

整 合 性

備

【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。）】（要目
表）

1／系統

ﾘ(3)(ⅰ)b.-③

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

ﾘ(3)(ⅰ)b.-③

整合性「工事の計画のﾘ(3)(ⅰ)b.-③は，設置変更許可申請書（本文）のﾘ(3)(ⅰ)b.-③と同義であり整合している（残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）は独立した 2 系統（A系，B 系）から構成される）
。

ﾘ-11

考

設置変更許可申請書（本文）NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

ﾘ(3)(ⅰ)b.-④熱交換器数

1／系統

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。）】（要目表）

工事の計画のﾘ(3)(ⅰ)
b .- ④ は，設置 変更許可申請書（本文）の ﾘ(3)(ⅰ)b.-④と同義であり整合している（残留熱除去系（格納容器
スプレイ冷却系）は独立した 2 系統（A 系，B系）から構成される）
。

ﾘ-12

考

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

ﾘ(3)(ⅰ)b.-④

ﾘ-13

考

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項(ⅱ) 重大事故等対処設備
ａ．原子炉格納容器内の冷却等のための設備

9.6 原子炉格納容器内の冷却等のための設備
9.6.1 概要

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ﾘ(3)(ⅱ)a.-①必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。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重大事故等対処設備を設置及び保管する。

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重大事故等対処設備を設置及び保管する。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重大事故等対処設備を設置及び保管する。
原子炉格納容器内の冷却等のための設備の系統概要図を第 9.6－1 図から第 9.6－4 図に示す。
＜中略＞

原子炉格納容器内の冷却等のための設備のうち，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
めに原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるため，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に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の設備として，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）を設ける。

(a) 炉心の著しい損傷防止のための原子炉格納容器内冷却に用いる設備(a-1) フロントライン系故障時に用いる設備(a-1-1) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原
子炉格納容器の冷却残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が機能喪失した場合の重大事故等対処設備として，代替格納容器ス
プレイ冷却系（常設）は，常設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡水貯槽の水を残留熱除去系等を経由して原子炉格納容器内のスプレイヘッダからドライウェル内にスプレイすることで，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させることができる設計とする。

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3. 圧力低減設備その他の安全設備
3.2 原子炉格納容器安全設備
3.2.4 代替格納容器スプレイ冷却系
原子炉格納容器内の冷却等のための設備のうち，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
めに原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるため，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に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のﾘ(3)(ⅱ)a.-①重大事故等対処設備として，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び代替格納容器スプレイ
冷却系（可搬型）を設ける設計とする。

ﾘ (3)( ⅱ )a.- ① 工 事 の計画のは，設置変更許可申請書（本文）の ﾘ(3)(ⅱ)a.-① を具体的に記載しており整合している。

【64 条 1】

9.6.2 設計方針
原子炉格納容器内の冷却等のための設備のうち，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
めに原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるため，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に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の設備として，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）を設ける。

3.2.4 代替格納容器スプレイ冷却系
原子炉格納容器内の冷却等のための設備のうち，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
めに原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させるため，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に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の重大事故等対処設備として，代替格納容器スプレイ
冷却系（常設）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）を設ける設計とする。

(1) 炉心の著しい損傷を防止するための原子炉格納容器
内冷却に用いる設備
ａ．フロントライン系故障時に用いる設備(a) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉
格納容器の冷却残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が機能喪失した場合の重大事故等対処設備として，代替格納容器ス
プレイ冷却系（常設）を使用する。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，常設低圧代
替注水系ポンプ，配管・弁類，計測制御装置等で構成
し，常設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡水貯槽の水を残留熱除去系等を経由して原子炉格納容器内のスプレイヘッダからドライウェル内にスプレイすることで，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させることができる設計とする。

3.2.4 代替格納容器スプレイ冷却系(1) 常設低圧代替注水系ポンプによる代替格納容器スプレイ

考【64 条 1】

炉心の著しい損傷防止のための原子炉格納容器内冷却に用いる設備のうち，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が機能喪失した場合及び全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設備として，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，常設低圧代替注水系ポン
プにより，代替淡水貯槽の水を残留熱除去系等を経由して原子炉格納容器内のスプレイヘッダからドライウェル
内にスプレイすることで，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させることができる設計とする。
＜中略＞【64 条 3】【64 条 13】

ﾘ-14

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替
交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替
交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
＜中略＞

3.2.4 代替格納容器スプレイ冷却系(1) 常設低圧代替注水系ポンプによる代替格納容器スプレイ＜中略＞
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替
交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
＜中略＞(a-1-2) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の機能が喪失した場合の重大事故等対処設備として，代替格納容器
スプレイ冷却系（可搬型）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，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等を経由してスプレイヘッダからドライウェル内にスプレイすることで，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させる
ことができる設計とする。

(b) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の機能が喪失した場合の重大事故等対処設備として，代替格納容器
スプレイ冷却系（可搬型）を使用する。
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，可搬型代
替注水中型ポンプ，可搬型代替注水大型ポンプ，配管・ホース・弁類，計測制御装置等で構成し，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，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等を経由してスプレイヘッダからドライウェル内にスプレイすることで，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させることができる設計とする。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

設置変更許可申請書（本文）

ﾘ(3)(ⅱ)a.(a)(a-2)(a-1-2)-①代替格納容器スプレイ
冷却系（可搬型）は，代替淡水源が枯渇した場合において，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポン
プにより海を利用できる設計とする。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，代替淡水源が枯渇した場合において，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより海を利用できる設計と
する。

整 合 性

備

【64 条 4】3.2.4 代替格納容器スプレイ冷却系(2) 可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型
ポンプによる代替格納容器スプレイ
炉心の著しい損傷防止のための原子炉格納容器内冷却に用いる設備のうち，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の機能が喪失した場合及び全交流動力電源喪失
により，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設備として，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，可搬型代替注水中型ポンプ（直列 2 台）により西側淡水貯水設備の水を，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等を経由してスプレイヘッダからドライウェル内にスプレイすることで，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させることができる設計とする。
＜中略＞

3.7 水源，代替水源供給設備
3.7.1 重大事故等の収束に必要となる水源
ﾘ(3)(ⅱ)a.(a)(a-2)(a-1-2)-①海は，想定される重大事故等時において，淡水が枯渇した場合に，代替淡水貯槽又は西側淡水貯水設備へ水を供給するための水源であるとともに，原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器へのスプレイに使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である低圧代替注水系（可搬型），代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）及び格納容器下部注水系（可搬型）の水源として，また，原子炉建屋放水設備の水源として利用できる設計とする。
＜中略＞

考【64 条 7】【64 条 14】工事の計画のﾘ(3)(ⅱ)
a.(a)(a-2)(a-1-2)-①
は，設置変更許可申請書（本文）のﾘ(3)(ⅱ)
a.(a)(a-2)(a-1-2)-①と文章表現は異なる
が，内容に相違はない
ため整合している。

3.7.2 代替水源供給設備＜中略＞
重大事故等の収束に必要な水源である代替淡水貯槽へ淡水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水中型ポンプは，代替淡水源である西側淡水貯水設備，淡水タンク（多目的タンク，原水タンク，ろ過【71 条 11】【71 条 12】

ﾘ-15

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項
水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）の淡水を，可搬型代
替注水大型ポンプは，淡水タンク（多目的タンク，原水
タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）の淡水を代替淡水貯槽へ供給できる設計とする。
また，ﾘ(3)(ⅱ)a.(a)(a-2)(a-1-2)-①淡水が枯渇した
場合に，重大事故等の収束に必要な水源である代替淡水貯槽へ海水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型
ポンプは，海水を代替淡水貯槽へ供給できる設計とす
る。

整 合 性

備

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

重大事故等の収束に必要な水源である西側淡水貯水設
備へ淡水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水大型ポンプは，代替淡水源である代替淡
水貯槽，淡水タンク（多目的タンク，原水タンク，ろ過
水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）の淡水を西側淡水貯水設備へ供給できる設計とする。
また，ﾘ(3)(ⅱ)a.(a)(a-2)(a-1-2)-①淡水が枯渇した
場合に，重大事故等の収束に必要な水源である西側淡水貯水設備へ海水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水大型ポンプは，海水を西側淡水貯水設備へ供給できる設計とする。
＜中略＞

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，代替所内
電気設備を経由した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の給電が可能な設計とする。また，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポン
プは，空冷式のディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，代替所内
電気設備を経由した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の給電が可能な設計とする。また，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポン
プは，空冷式のディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。燃料は，燃料給油設備である可搬型設備用軽油タンク及びタンクローリにより補給できる設計とす
る。
＜中略＞

考

【71 条 13】3.2.4 代替格納容器スプレイ冷却系(2) 可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型
ポンプによる代替格納容器スプレイ＜中略＞
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，代替所内
電気設備を経由した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の給電が可能な設計とする。また，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポン
プは，空冷式のディーゼルエンジンにより駆動できる設
計とする。
＜中略＞

【64 条 8】ﾘ-16

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項(a-2) サポート系故障時に用いる設備(a-2-1) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原
子炉格納容器の冷却
全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設備として使用する代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，ﾘ(3)(ⅱ)a.(a)(a-2)(a-2-1)「リ(3)(ⅱ)ａ．(a1-1) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉
格納容器の冷却」と同じである。

ｂ．サポート系故障時に用いる設備(a) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉
格納容器の冷却全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設備として使用する代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，「(1)a.(a) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却」と同じである。

(a-2-2) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却(b) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却

全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（格納容器
スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・
プール冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設
備として使用する代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，ﾘ(3)(ⅱ)a.(a)(a-2)(a-2-2)「リ(3)(ⅱ)ａ．(a1-2) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却」と同じである。

全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（格納容器
スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・
プール冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設
備として使用する代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，「(1)a.(b) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却」と同じである。

工事の計画 該当事項
3.2.4 代替格納容器スプレイ冷却系(1) 常設低圧代替注水系ポンプによる代替格納容器スプレイ＜中略＞
炉心の著しい損傷防止のための原子炉格納容器内冷却に用いる設備のうち，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が機能喪失した場合及び全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設備として，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，ﾘ(3)(ⅱ)a.(a)(a-2)(a-21)常設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡水貯槽の水を残留熱除去系等を経由して原子炉格納容器内のスプレ
イヘッダからドライウェル内にスプレイすることで，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させることができる設計とする。
＜中略＞

3.2.4 代替格納容器スプレイ冷却系(2) 可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型
ポンプによる代替格納容器スプレイ＜中略＞
炉心の著しい損傷防止のための原子炉格納容器内冷却に用いる設備のうち，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の機能が喪失した場合及び全交流動力電源喪失
により，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設備として，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，ﾘ(3)(ⅱ)a.(a)(a-2)(a2-2)可搬型代替注水中型ポンプ（直列 2 台）により西側
淡水貯水設備の水を，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等を経由してスプレイ
ヘッダからドライウェル内にスプレイすることで，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下させることができる
設計とする。
＜中略＞

整 合 性

備

工事の計画のﾘ(3)(ⅱ)
a.(a)(a-2)(a-2-1)
は，設置変更許可申請書（本文）のﾘ(3)(ⅱ)
a.(a)(a-2)(a-2-1)と文章表現は異なるが，内容に相違はないため整合している。

【64 条 3】【64 条 13】工事の計画のﾘ(3)(ⅱ)
a.(a)(a-2)(a-2-2)
は，設置変更許可申請書（本文）のﾘ(3)(ⅱ)
a.(a)(a-2)(a-2-2)と文章表現は異なるが，内容に相違はないため整合している。

【64 条 7】【64 条 14】

ﾘ-17

考

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

(a-2-3) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（格
納容器スプレイ冷却系）の復旧(c) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の復旧

全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（格納容器
スプレイ冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処
設備として，常設代替交流電源設備を使用し，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）を復旧する。

全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（格納容器
スプレイ冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処
設備として，常設代替交流電源設備を使用し，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）を復旧する。

3.2 原子炉格納容器安全設備
3.2.1 格納容器スプレイ冷却系＜中略＞
炉心の著しい損傷防止のための原子炉格納容器内冷却に用いる設備のうち，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が，全交流動力電源喪失により起動できない場
合の重大事故等対処設備として，常設代替交流電源設備を使用し，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）を復旧できる設計とする。
＜中略＞

整 合 性

備

【64 条 15】

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

3.2 原子炉格納容器安全設備
3.2.1 格納容器スプレイ冷却系＜中略＞
原子炉格納容器内の冷却等のための設備として，想定される重大事故等時において，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系）が使用できる場合は重大事故等対処設備として使用できる設計と
する。
＜中略＞

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）は，常設代
替交流電源設備からの給電により機能を復旧し，残留熱除去系ポンプによりサプレッション・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ことで原子炉格納容器を冷却できる設計とする。
本系統に使用する冷却水は残留熱除去系海水系又は緊急用海水系から供給できる設計とする。

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）は，常設代
替交流電源設備からの給電により機能を復旧し，残留熱除去系ポンプによりサプレッション・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ことで原子炉格納容器を冷却できる設計とする。
本系統に使用する冷却水は残留熱除去系海水系又は緊急用海水系から供給できる設計とする。
＜中略＞

考【64 条 2】

3.2 原子炉格納容器安全設備
3.2.1 格納容器スプレイ冷却系＜中略＞
炉心の著しい損傷が発生した場合において，全交流動
力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設備として，常設代替交流電源設備を使用し，残留熱除去系（格
納容器スプレイ冷却系）を復旧できる設計とする。
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）は，常設代
替交流電源設備からの給電により機能を復旧し，残留熱除去系ポンプによりサプレッション・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ことで原子炉格納容器を冷却できる設計とする。
本系統に使用する冷却水は残留熱除去系海水系又は緊急用海水系から供給できる設計とする。

【64 条 16】【64 条 35】【64 条 52】

残留熱除去系ポンプ及び残留熱除去系熱交換器は，設計基準事故対処設備であるとともに重大事故等時においても使用するため，重大事故等対処設備としての基本方
針に示す設計方針を適用する。ただし，多様性及び独立性並びに位置的分散を考慮すべき対象の設計基準事故対処設備はないことから，重大事故等対処設備の基本方針のうち「5.1.2 多様性，位置的分散等」に示す設計方針
は適用しない。

ﾘ-18

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

(a-2-4) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）の復旧
全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設備として，常設代替交流電源設備を使用し，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）を復旧する。

(d) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）の復旧
全交流動力電源喪失により，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設備として，常設代替交流電源設備を使用し，残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）を復旧する。

3.2.2 サプレッション・プール冷却系＜中略＞
炉心の著しい損傷防止のための原子炉格納容器内冷却に用いる設備のうち，残留熱除去系（サプレッション・
プール冷却系）が，全交流動力電源喪失により起動できない場合の重大事故等対処設備として，常設代替交流電源設備を使用し，残留熱除去系（サプレッション・プー
ル冷却系）を復旧できる設計とする。
＜中略＞

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）は，
常設代替交流電源設備からの給電により機能を復旧し，残留熱除去系ポンプ及び熱交換器により，サプレッショ
ン・チェンバのプール水を冷却することで原子炉格納容器を冷却できる設計とする。
本系統に使用する冷却水は，残留熱除去系海水系又は緊急用海水系から供給できる設計とする。

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）は，
常設代替交流電源設備からの給電により機能を復旧し，残留熱除去系ポンプ及び熱交換器により，サプレッショ
ン・チェンバのプール水を冷却することで原子炉格納容器を冷却できる設計とする。
本系統に使用する冷却水は，残留熱除去系海水系又は緊急用海水系から供給できる設計とする。
＜中略＞

整 合 性

備

【64 条 24】

3.2.2 サプレッション・プール冷却系＜中略＞
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）は，
常設代替交流電源設備からの給電により機能を復旧し，残留熱除去系ポンプ及び残留熱除去系熱交換器により，サプレッション・チェンバのプール水を冷却することで原子炉格納容器を冷却できる設計とする。本系統に使用する冷却水は，残留熱除去系海水系又は緊急用海水系から供給できる設計とする。

【64 条 25】
【64 条 43】【64 条 52】

残留熱除去系ポンプ及び残留熱除去系熱交換器は，設計基準事故対処設備であるとともに重大事故等時においても使用するため，重大事故等対処設備としての基本方
針に示す設計方針を適用する。ただし，多様性及び独立性並びに位置的分散を考慮すべき対象の設計基準事故対処設備はないことから，重大事故等対処設備の基本方針のうち「5.1.2 多様性，位置的分散等」に示す設計方針
は適用しない。

(b) 原子炉格納容器の破損を防止するための原子炉格納容器内冷却に用いる設備(b-1) フロントライン系故障時に用いる設備(b-1-1) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原
子炉格納容器の冷却(2) 原子炉格納容器の破損を防止するための原子炉格納容器内冷却に用いる設備
ａ．フロントライン系故障時に用いる設備(a) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉
格納容器の冷却炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が機能喪失した場合の重大事故等対処設備として，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，常設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡水貯槽の水を残留熱除去系等を経由してスプレイヘッ
ダからドライウェル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並びに放射性物質の濃度を低下させることができる設計とする。

炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が機能喪失した場合の重大事故等対処設備として，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）を使用する。
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，常設低圧代
替注水系ポンプ，配管・弁類，計測制御装置等で構成
し，常設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡水貯槽の水を残留熱除去系等を経由してスプレイヘッダからドラ
イウェル内にスプレイすることで，原子炉格納容器内の考

3.2.4 代替格納容器スプレイ冷却系(1) 常設低圧代替注水系ポンプによる代替格納容器スプレイ＜中略＞
炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が機能喪失した場合及
び全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設備として，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，常設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡水貯槽の水を残留熱除去系等を経由してスプレイヘッダからドラ【64 条 33】

ﾘ-19

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
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ができる設計とする。

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替
交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

本系統の詳細については，「リ(3)(ⅱ)ａ．(a-1-1) 代
替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却」に記載する。

本系統の詳細については，「(1)a.(a) 代替格納容器ス
プレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却」に記載する。

(b-1-2) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却(b) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却

炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が機能喪失した場合の重大事故等対処設備として，代替格納容器スプレイ冷却
系（可搬型）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，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等を経由してスプレイ
ヘッダからドライウェル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並びに放射性物質の濃度を低下させることができる設計とする。

炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が機能喪失した場合の重大事故等対処設備として，代替格納容器スプレイ冷却
系（可搬型）を使用する。
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，可搬型代
替注水中型ポンプ，可搬型代替注水大型ポンプ，配管・ホース・弁類，計測制御装置等で構成し，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，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等を経由してスプレイヘッダからドライウェル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並
びに放射性物質の濃度を低下させることができる設計とする。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替
交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

工事の計画 該当事項
イウェル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並びに放射性物質の濃度を低下させることができる設計とする。
＜中略＞

整 合 性

備

3.2.4 代替格納容器スプレイ冷却系(1) 常設低圧代替注水系ポンプによる代替格納容器スプレイ＜中略＞
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替
交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
＜中略＞

考【64 条 4】

本系統の詳細については設置変更許可申請書（ 本 文 ）「 リ ( 3 ) ( ⅱ )ａ．(a-1-1) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉
格納容器の冷却」に示す。

3.2.4 代替格納容器スプレイ冷却系(2) 可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型
ポンプによる代替格納容器スプレイ＜中略＞
炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が機能喪失した場合及
び全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設備として，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）
は，可搬型代替注水中型ポンプ（直列 2 台）により西側
淡水貯水設備の水を，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等を経由してスプレイ
ヘッダからドライウェル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並びに放射性物質の濃度を低下させることができる設計とする。
＜中略＞【64 条 34】

ﾘ-20

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

ﾘ(3)(ⅱ)a.(b)(b-1)(b-1-2)代替格納容器スプレイ冷却
系（可搬型）は，代替淡水源が枯渇した場合において，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより海を利用できる設計とする。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，代替淡水源が枯渇した場合において，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより海を利用できる設計とする。

工事の計画 該当事項
3.7.1 重大事故等の収束に必要となる水源
ﾘ(3)(ⅱ)a.(b)(b-1)(b-1-2)海は，想定される重大事故
等時において，淡水が枯渇した場合に，代替淡水貯槽又は西側淡水貯水設備へ水を供給するための水源であるとともに，原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器へのスプレイに使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である低圧代替注水系（可搬型），代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）及び格納容器下部
注水系（可搬型）の水源として，また，原子炉建屋放水設備の水源として利用できる設計とする。
＜中略＞

整 合 性

備

工事の計画のﾘ(3)(ⅱ)
a.(b)(b-1)(b-1-2)
は，設置変更許可申請書（本文）のﾘ(3)(ⅱ)
a.(b)(b-1)(b-1-2)と文章表現は異なるが，内容に相違はないため整合している。

【71 条 11】3.7.2 代替水源供給設備＜中略＞
重大事故等の収束に必要な水源である代替淡水貯槽へ淡水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水中型ポンプは，代替淡水源である西側淡水貯水設備，淡水タンク（多目的タンク，原水タンク，ろ過
水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）の淡水を，可搬型代
替注水大型ポンプは，淡水タンク（多目的タンク，原水
タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）の淡水を代替淡水貯槽へ供給できる設計とする。
また，ﾘ(3)(ⅱ)a.(b)(b-1)(b-1-2)淡水が枯渇した場合に，重大事故等の収束に必要な水源である代替淡水貯槽へ海水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプ
は，海水を代替淡水貯槽へ供給できる設計とする。

考【71 条 12】【71 条 13】

重大事故等の収束に必要な水源である西側淡水貯水設
備へ淡水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水大型ポンプは，代替淡水源である代替淡
水貯槽，淡水タンク（多目的タンク，原水タンク，ろ過
水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）の淡水を西側淡水貯水設備へ供給できる設計とする。
また，ﾘ(3)(ⅱ)a.(b)(b-1)(b-1-2)淡水が枯渇した場合に，重大事故等の収束に必要な水源である西側淡水貯水設備へ海水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水大型ポンプは，海水を西側淡水貯水設備へ供給できる設計とする。
＜中略＞

ﾘ-21

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，代替所内
電気設備を経由した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の給電が可能な設計とする。また，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポン
プは，空冷式のディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，代替所内
電気設備を経由した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の給電が可能な設計とする。また，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポン
プは，空冷式のディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。燃料は，燃料給油設備である可搬型設備用軽油タンク及びタンクローリにより補給できる設計とする。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，代替所内
電気設備を経由した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の給電が可能な設計とする。また，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポン
プは，空冷式のディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。

本系統の詳細については，「リ(3)(ⅱ)ａ．(a-1-2) 代
替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却」に記載する。

本系統の詳細については，「(1)a.(b) 代替格納容器ス
プレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却」に記載する。

(b-2) サポート系故障時に用いる設備(b-2-1) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原
子炉格納容器の冷却ｂ．サポート系故障時に用いる設備(a) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉
格納容器の冷却炉心の著しい損傷が発生した場合において，全交流動
力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設備としてﾘ(3)(ⅱ)a.(b)(b-2)(b-2-1)使用する代替格納容器スプレ
イ冷却系（常設）は，「リ(3)(ⅱ)ａ．(a-1-1) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却」と同じである。

炉心の著しい損傷が発生した場合において，全交流動
力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設備として使用する代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，「(1)a.(a) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）による原子炉格納容器の冷却」と同じである。

整 合 性

備

考

【64 条 8】

本系統の詳細については設置変更許可申請書（ 本 文 ）「 リ ( 3 ) ( ⅱ )ａ．(a-1-2) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却」に示す。

3.2.4 代替格納容器スプレイ冷却系(1) 常設低圧代替注水系ポンプによる代替格納容器スプレイ＜中略＞
炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が機能喪失した場合及
び全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設備としてﾘ(3)(ⅱ)a.(b)(b-2)(b-2-1)，代替格納容器
スプレイ冷却系（常設）は，常設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡水貯槽の水を残留熱除去系等を経由してスプレイヘッダからドライウェル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並びに放射性物質の濃度を低下させることができる設計とする。
＜中略＞

工事の計画のﾘ(3)(ⅱ)
a.(b)(b-2)(b-2-1)
は，設置変更許可申請書（本文）のﾘ(3)(ⅱ)
a.(b)(b-2)(b-2-1)と文章表現は異なるが，内容に相違はないため整合している。

ﾘ-22【64 条 33】

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項(b-2-2) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却(b) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却

炉心の著しい損傷が発生した場合において，全交流動
力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設備としてﾘ(3)(ⅱ)a.(b)(b-2)(b-2-2)使用する代替格納容器スプレ
イ冷却系（可搬型）は，「リ(3)(ⅱ)ａ．(a-1-2) 代替格
納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却」と同じである。

炉心の著しい損傷が発生した場合において，全交流動
力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設備として使用する代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，「(1)a.(b) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）による原子炉格納容器の冷却」と同じである。

(b-2-3) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（格
納容器スプレイ冷却系）の復旧(c)

炉心の著しい損傷が発生した場合において，全交流動
力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設備 ﾘ(3)(ⅱ)a.(b)(b-2)(b-2-3) は，「リ(3)(ⅱ)ａ．(a-2-3)
常設代替交流電源設備による残留熱除去系（格納容器ス
プレイ冷却系）の復旧」と同じである。

炉心の著しい損傷が発生した場合において，全交流動
力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設備は，「(1)b.(c) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の復旧」と同じである。

常設代替交流電源設備による残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の復旧工事の計画 該当事項
3.2.4 代替格納容器スプレイ冷却系(2) 可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型
ポンプによる代替格納容器スプレイ＜中略＞
炉心の著しい損傷が発生した場合において，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が機能喪失した場合及
び全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設備として，ﾘ(3)(ⅱ)a.(b)(b-2)(b-2-2)代替格納容器
スプレイ冷却系（可搬型）は，可搬型代替注水中型ポン
プ（直列 2 台）により西側淡水貯水設備の水を，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等を経由してスプレイヘッダからドライウェル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並びに放射性物質の濃度を低下させることができる設計
とする。
＜中略＞

3.2 原子炉格納容器安全設備
3.2.1 格納容器スプレイ冷却系＜中略＞
炉心の著しい損傷が発生した場合において，全交流動
力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設備 ﾘ(3)(ⅱ)a.(b)(b-2)(b-2-3)として，常設代替交流電源設
備を使用し，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）を復旧できる設計とする。
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）は，常設代
替交流電源設備からの給電により機能を復旧し，残留熱除去系ポンプによりサプレッション・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ことで原子炉格納容器を冷却できる設計とする。本系統に使用する冷却水は残留熱除去系海水系又は緊急用海水系から供給できる設計とする。
＜中略＞

整 合 性

備

工事の計画のﾘ(3)(ⅱ)
a.(b)(b-2)(b-2-2)
は，設置変更許可申請書（本文）のﾘ(3)(ⅱ)
a.(b)(b-2)(b-2-2)と文章表現は異なるが，内容に相違はないため整合している。

【64 条 34】

工事の計画のﾘ(3)(ⅱ)
a.(b)(b-2)(b-2-3)
は，設置変更許可申請書（本文）のﾘ(3)(ⅱ)
a.(b)(b-2)(b-2-3)と文章表現は異なるが，内容に相違はないため整合している。

【64 条 16】【64 条 35】

ﾘ-23

考

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項(b-2-4) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）の復旧(d) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）の復旧

炉心の著しい損傷が発生した場合において，全交流動
力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により，残留熱除去系（サプレッション・
プール冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設
備ﾘ(3)(ⅱ)a.(b)(b-2)(b-2-4)-①は，「リ(3)(ⅱ)ａ．(a2-4) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）の復旧」と同じである。

炉心の著しい損傷が発生した場合において，全交流動
力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により，残留熱除去系（サプレッション・
プール冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設
備は，「(1)b.(d) 常設代替交流電源設備による残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）の復旧」と同じである。

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，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設備として兼用する設計とする。

常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備及び代替所内電気設備については，「ヌ(2)(ⅳ) 代替電源設
備」に記載する。

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，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設備として兼用する設計とする。
＜中略＞

常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，代替所内電気設備及び燃料給油設備については，「10.2 代
替電源設備」に記載する。

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

考

工事の計画のﾘ(3)(ⅱ)
a.(b)(b-2)(b-2-4)-①
は，設置変更許可申請書（本文）のﾘ(3)(ⅱ)
a.(b)(b-2)(b-2-4)-①と文章表現は異なる
が，内容に相違はない
ため整合している。

【64 条 25】
【64 条 43】

3.2.2 サプレッション・プール冷却系＜中略＞
炉心の著しい損傷が発生した場合において，全交流動
力電源喪失又は残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート系の故障により，残留熱除去系（サプレッション・
プール冷却系）が起動できない場合の重大事故等対処設
備ﾘ(3)(ⅱ)a.(b)(b-2)(b-2-4)-①として，常設代替交流
電源設備を使用し，残留熱除去系（サプレッション・プ
ール冷却系）を復旧できる設計とする。
残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）は，
常設代替交流電源設備からの給電により機能を復旧し，残留熱除去系ポンプ及び残留熱除去系熱交換器により，サプレッション・チェンバのプール水を冷却することで原子炉格納容器を冷却できる設計とする。本系統に使用する冷却水は，残留熱除去系海水系又は緊急用海水系から供給できる設計とする。
＜中略＞

3.2.4 代替格納容器スプレイ冷却系(1) 常設低圧代替注水系ポンプによる代替格納容器スプレイ＜中略＞
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，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設備として兼用する設計とする。
＜中略＞(2) 可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型
ポンプによる代替格納容器スプレイ＜中略＞
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，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設備として兼用する設計とする。
＜中略＞【64 条 51】【64 条 51】

常設代替交流電源設
備，可搬型代替交流電源設備及び代替所内電気設備については設置変更許可申請書（本文）「ヌ(2)(ⅳ) 代替電源設備」に示す。

ﾘ-24

設置変更許可申請書（本文）NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，残留熱除去
系（格納容器スプレイ冷却系）と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，常設低圧代替注水系ポンプを代替所内電気設備を経由した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の給電により駆動できることで，非常用所内電気設備を経由した非常用交流電源設
備からの給電により駆動する残留熱除去系ポンプを用いた残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）に対して多様性を有する設計とする。

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能とすることで，非常用交流電源設備からの給電による遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。また，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の電動弁は，代替所内電気設備を経由して給電する系統において，独立した電路で系統構成することにより，非常用所内電気設備を経由して給電する系統に対して独立性を有する設計とする。

また，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，代替淡水貯槽を水源とすることで，サプレッション・チェン
バを水源とする残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）に対して異なる水源を有する設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプ及び代替淡水貯槽は，常設
低圧代替注水系格納槽内に設置することで，原子炉建屋
原子炉棟内の残留熱除去系ポンプ及びサプレッション・
チェンバと共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

9.6.2.1 多様性及び独立性，位置的分散
基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。

3.2.4 代替格納容器スプレイ冷却系(1) 常設低圧代替注水系ポンプによる代替格納容器スプレイ＜中略＞
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，残留熱除去
系（格納容器スプレイ冷却系）と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，常設低圧代替注水系ポンプを代替所内電気設備を経由した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の給電により駆動できることで，非常用所内電気設備を経由した非常用交流電源設
備からの給電により駆動する残留熱除去系ポンプを用いた残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）に対して多様性を有する設計とする。
＜中略＞

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，残留熱除去
系（格納容器スプレイ冷却系）と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，常設低圧代替注水系ポンプを代替所内電気設備を経由した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の給電により駆動できることで，非常用所内電気設備を経由した非常用交流電源設
備からの給電により駆動する残留熱除去系ポンプを用いた残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）に対して多様性を有する設計とする。

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能とすることで，非常用交流電源設備からの給電による遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。また，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の電動弁は，代替所内電気設備を経由して給電する系統において，独立した電路で系統構成することにより，非常用所内電気設備を経由して給電する系統に対して独立性を有する設計とする。

また，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，代替淡水貯槽を水源とすることで，サプレッション・チェン
バを水源とする残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）に対して異なる水源を有する設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプ及び代替淡水貯槽は，常設
低圧代替注水系格納槽内に設置することで，原子炉建屋
原子炉棟内の残留熱除去系ポンプ及びサプレッション・
チェンバと共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。

整 合 性

備

考

【64 条 53】

3.2.4 代替格納容器スプレイ冷却系(1) 常設低圧代替注水系ポンプによる代替格納容器スプレイ＜中略＞
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能とすることで，非常用交流電源設備からの給電による遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。また，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の電動弁は，代替所内電気設備を経由して給電する系統において，独立した電路で系統構成することにより，非常用所内電気設備を経由して給電する系統に対して独立性を有する設計とする。
＜中略＞【64 条 54】3.2.4 代替格納容器スプレイ冷却系(1) 常設低圧代替注水系ポンプによる代替格納容器スプレイ＜中略＞
また，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，代替淡水貯槽を水源とすることで，サプレッション・チェン
バを水源とする残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）に対して異なる水源を有する設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプ及び代替淡水貯槽は，常設
低圧代替注水系格納槽内に設置することで，原子炉建屋
原子炉棟内の残留熱除去系ポンプ及びサプレッション・
チェンバと共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
＜中略＞【64 条 55】

ﾘ-25

設置変更許可申請書（本文）NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び代替格納容器スプ
レイ冷却系（常設）と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代
替注水大型ポンプを空冷式のディーゼルエンジンにより駆動することで，電動機駆動ポンプにより構成される残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び代替格納容器スプレイ冷却系（常設）に対して多様性を有する設計とする。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能とすることで，非常用交流電源設備からの給電による遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。また，代替格納容器スプレイ冷却
系（可搬型）の電動弁は，代替所内電気設備を経由して給電する系統において，独立した電路で系統構成することにより，非常用所内電気設備を経由して給電する系統に対して独立性を有する設計とする。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の可搬型代替
注水中型ポンプは，西側淡水貯水設備を水源とすること
で，サプレッション・チェンバを水源とする残留熱除去
系（格納容器スプレイ冷却系）及び代替淡水貯槽を水源とする代替格納容器スプレイ冷却系（常設）に対して異なる水源を有する設計とする。また,代替格納容器スプレ
イ冷却系（可搬型）の可搬型代替注水大型ポンプは,代替淡水貯槽を水源とすることで,サプレッション・チェンバ設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び代替格納容器スプ
レイ冷却系（常設）と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代
替注水大型ポンプを空冷式のディーゼルエンジンにより駆動することで，電動機駆動ポンプにより構成される残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び代替格納容器スプレイ冷却系（常設）に対して多様性を有する設計とする。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能とすることで，非常用交流電源設備からの給電による遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。また，代替格納容器スプレイ冷却
系（可搬型）の電動弁は，代替所内電気設備を経由して給電する系統において，独立した電路で系統構成することにより，非常用所内電気設備を経由して給電する系統に対して独立性を有する設計とする。

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の可搬型代替
注水中型ポンプは，西側淡水貯水設備を水源とすること
で，サプレッション・チェンバを水源とする残留熱除去
系（格納容器スプレイ冷却系）及び代替淡水貯槽を水源とする代替格納容器スプレイ冷却系（常設）に対して異なる水源を有する設計とする。また，代替格納容器スプ
レイ冷却系（可搬型）の可搬型代替注水大型ポンプは,代替淡水貯槽を水源とすることで，サプレッション・チェ

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

3.2.4 代替格納容器スプレイ冷却系(2) 可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型
ポンプによる代替格納容器スプレイ＜中略＞
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び代替格納容器スプ
レイ冷却系（常設）と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代
替注水大型ポンプを空冷式のディーゼルエンジンにより駆動することで，電動機駆動ポンプにより構成される残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び代替格納容器スプレイ冷却系（常設）に対して多様性を有する設計
とする。
＜中略＞

考

【64 条 56】

【原子炉格納施設】（基本設計方針）第 2 章 個別項目
3.2.4 代替格納容器スプレイ冷却系(2) 可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型
ポンプによる代替格納容器スプレイ＜中略＞
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能とすることで，非常用交流電源設備からの給電による遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。また，代替格納容器スプレイ冷却
系（可搬型）の電動弁は，代替所内電気設備を経由して給電する系統において，独立した電路で系統構成することにより，非常用所内電気設備を経由して給電する系統に対して独立性を有する設計とする。
＜中略＞【64 条 57】

3.2.4 代替格納容器スプレイ冷却系(2) 可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型
ポンプによる代替格納容器スプレイ＜中略＞
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の可搬型代替
注水中型ポンプは，西側淡水貯水設備を水源とすること
で，サプレッション・チェンバを水源とする残留熱除去
系（格納容器スプレイ冷却系）及び代替淡水貯槽を水源とする代替格納容器スプレイ冷却系（常設）に対して異なる水源を有する設計とする。また，代替格納容器スプ
レイ冷却系（可搬型）の可搬型代替注水大型ポンプは，代替淡水貯槽を水源とすることで，サプレッション・チ【64 条 58】

ﾘ-26

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

設置変更許可申請書（本文）を水源とする残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）
に対して異なる水源を有する設計とする。

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポ
ンプは，原子炉建屋及び常設低圧代替注水系格納槽から離れた屋外に分散して保管することで，ﾘ(3)(ⅱ)a.(b)(b-2)(b-2-4)-②原子炉建屋内の残留熱除去系ポンプ及び常設低圧代替注水系格納槽内の常設低圧代替注水系ポンプと共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの接続口は，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，位置的分散を図った複数箇所に設置する設計とする。

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，残留熱除去系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，水源から残留熱除去系配管との合流点までの系統について，残留熱除去系に対して独立性を有する設計とする。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
ンバを水源とする残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）に対して異なる水源を有する設計とする。

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポ
ンプは，原子炉建屋及び常設低圧代替注水系格納槽から離れた屋外に分散して保管することで，原子炉建屋内の残留熱除去系ポンプ及び常設低圧代替注水系格納槽内の常設低圧代替注水系ポンプと共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの接続口は，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，位置的分散を図った複数箇所に設置する設計とする。

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，残留熱除去系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，水源から残留熱除去系配管との合流点までの系統について，残留熱除去系に対して独立性を有する設計とする。

工事の計画 該当事項
ェンバを水源とする残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）に対して異なる水源を有する設計とする。
＜中略＞【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3.2.4 代替格納容器スプレイ冷却系(2) 可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型
ポンプによる代替格納容器スプレイ＜中略＞
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポ
ンプは，原子炉建屋及び常設低圧代替注水系格納槽から離れた屋外に分散して保管することで，ﾘ(3)(ⅱ)a.(b)(b-2)(b-2-4)-②原子炉建屋原子炉棟内の残留熱除去系ポン
プ及び常設低圧代替注水系格納槽内の常設低圧代替注水系ポンプと共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
＜中略＞

整 合 性

備

工事の計画のﾘ(3)(ⅱ)
a.(b)(b-2)(b-2-4)-②
は，設置変更許可申請書（本文）のﾘ(3)(ⅱ)
a.(b)(b-2)(b-2-4)-②と文章表現は異なる
が，内容に相違はない
ため整合している。

【64 条 59】

【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3.2.4 代替格納容器スプレイ冷却系(2) 可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型
ポンプによる代替格納容器スプレイ＜中略＞
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの接続口は，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，位置的分散を図った複数箇所に設置する設計とする。
＜中略＞

考【64 条 60】

3.2.4 代替格納容器スプレイ冷却系(1) 常設低圧代替注水系ポンプによる代替格納容器スプレイ＜中略＞
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，残留熱除去
系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，水源から残留熱除去系配管との合流点までの系統について，残留熱除去系に対して独立性を有する設計とする。
＜中略＞【64 条 61】ﾘ-27

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

設置変更許可申請書（本文）

これらの多様性及び系統の独立性並びに位置的分散によって，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び代替
格納容器スプレイ冷却系（可搬型）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系）
に対して重大事故等対処設備としての独立性を有する設計とする。また,これらの多様性及び位置的分散によって,代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び代替格納容器
スプレイ冷却系（可搬型）は,互いに重大事故等対処設備としての独立性を有する設計とする。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

これらの多様性及び系統の独立性並びに位置的分散によって，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び代替
格納容器スプレイ冷却系（可搬型）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系）
に対して重大事故等対処設備としての独立性を有する設計とする。また，これらの多様性及び位置的分散によって,代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，互いに重大事故等対処
設備としての独立性を有する設計とする。

工事の計画 該当事項
(2) 可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型
ポンプによる代替格納容器スプレイ＜中略＞
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，残留熱除
去系と共通要因によって同時に機能を損なわないよう，
水源から残留熱除去系配管との合流点までの系統について，残留熱除去系に対して独立性を有する設計とする。
＜中略＞

整 合 性

備

【64 条 61】

3.2.4 代替格納容器スプレイ冷却系(1) 常設低圧代替注水系ポンプによる代替格納容器スプレイ＜中略＞
これらの多様性及び系統の独立性並びに位置的分散によって，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプレ
イ冷却系）に対して重大事故等対処設備としての独立性を有する設計とする。
＜中略＞【64 条 62】(2) 可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型
ポンプによる代替格納容器スプレイ＜中略＞
これらの多様性及び系統の独立性並びに位置的分散によって，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，設計基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容器スプ
レイ冷却系）に対して重大事故等対処設備としての独立性を有する設計とする。また,これらの多様性及び位置的分散によって,代替格納容器スプレイ冷却系（常設）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は,互いに重大事
故等対処設備としての独立性を有する設計とする。
＜中略＞【64 条 62】【54 条 109】

原子炉格納容器安全設備のうち，代替淡水貯槽を水源とする原子炉格納容器安全設備のポンプは，代替淡水貯槽の圧力及び温度により，想定される最も小さい有効吸込水頭においても，正常に機能する能力を有する設計とする。
電源設備の多様性，独立性及び位置的分散については「ヌ(2)(ⅳ) 代替電源設備」に記載する。

電源設備の多様性，独立性及び位置的分散については「10.2 代替電源設備」に記載する。

考

電源設備の多様性，独立性及び位置的分散については設置変更許可
申請書（本文）「ヌ(2)(ⅳ) 代替電源設備」
に示す。

ﾘ-28

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

［常設重大事故等対処設備］

第 9.6－1 表 原子炉格納容器内の冷却等のための設備の主要機器仕様【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。）】（要目表）

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）
常設低圧代替注水系ポンプ
ﾘ(3)(ⅱ)a.-②（「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(c) 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」他と兼用）(1) 代替格納容器スプレイ冷却系（常設）ａ．常設低圧代替注水系ポンプ
第 5.9－1 表 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の主要機器仕様に記載する。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

設置変更許可申請書（本文）（本文十号）
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）
格納容器内へのスプレイ流量 130m３／h
・記載箇所
ハ(2)(ⅱ)b.(a)(a-8)
ハ(2)(ⅱ)b.(d)(d-2)(d-2-10)
ハ(2)(ⅱ)b.(f)(f-7)
ハ(2)(ⅱ)c.(a)(a-1)(a-1-9)ハ(2)(ⅱ)c.(a)(a-2)(a-2-9)ハ(2)(ⅱ)c.(b)(b-11)

・設置変更許可申請書（本文十号）では，工事の計画の常設低圧代替注水系ポンプの容量に対して，
小さく設定することにより保守的な結果としている。
そのため，工事の計画で使用している常設代替注
水系ポンプの容量は，設置変更許可申請書（本文十号）で使用している解析条件に包括されている。

（本文十号）
代替格納容器スプレイ冷却系（常設）
格納容器内へのスプレイ流量 300m３／h（原子炉圧力容器破損後）
・記載箇所
ハ(2)(ⅱ)c.(b)(b-11)

・設置変更許可申請書（本文十号）では，工事の計画の常設低圧代替注水系ポンプ 2 台の容量に対してスプレイ流量を小さく設定することにより保守的な結果としている。
そのため，工事の計画で使用している常設代替注
水系ポンプの容量は，設置変更許可申請書（本文十号）で使用している解析条件に包括されてい
る。

整 合 性

ﾘ(3)(ⅱ)a.-②

備「常設低圧代替注水系
ポンプ」は設置変更許可申請書（本文）における ﾘ(3)(ⅱ)a.-② を工事の計画の主たる登録として「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」に」整理し，工事の計
画のﾘ(3)(ⅱ)a.-②
は，設置変更許可申請書（本文）のﾘ(3)(ⅱ)
a .- ② と同義で あり整合している。

ﾘ-29

考設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

ﾘ(3)(ⅱ)a.-②

ﾘ-30

考

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

緊急用海水系
緊急用海水ポンプ
ﾘ(3)(ⅱ)a.-③（「ホ(4)(ⅵ) 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備」他と兼用）(3) 緊急用海水系
ａ．緊急用海水ポンプ
第 5.10－1 表 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の主要機器仕様に記載する。

【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。）】（要目
表）

整 合 性

備

「緊急用海水ポンプ」
は，設置変更許可申請書（本文）における ﾘ(3)(ⅱ)a.-③を工事の計画の「原子炉冷却系統施設」のうち「原子炉補機冷却設備」に整理しており整合している。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

設置変更許可申請書（本文）

ﾘ-31

考

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

緊急用海水系ストレーナ
ﾘ(3)(ⅱ)a.-④（「ホ(4)(ⅵ) 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備」他と兼用）

ｂ．緊急用海水系ストレーナ
第 5.10－1 表 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の主要機器仕様に記載する。

工事の計画 該当事項
【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。）】（要目
表）

整 合 性

備

「緊急用海水系ストレーナ」は，設置変更許可申請書（本文）における ﾘ(3)(ⅱ)a.-④ を工事の計画の「原子炉冷却系統施設」のうち「原子炉補機冷却設備」に整理しており整合している。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

設置変更許可申請書（本文）

ﾘ-32

考

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項［可搬型重大事故等対処設備］
代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）
可搬型代替注水中型ポンプ
ﾘ(3)(ⅱ)a.-⑤（「ニ(3)(ⅱ) 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備」他と兼用）(2) 代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）
ａ．可搬型代替注水中型ポンプ
第 4.3－1 表 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備の主要機器仕様に記載する。

（本文十号）
低圧代替注水系（可搬型）による格納容器スプレイ
流量 130m３／h
・記載箇所
ハ(2)(ⅱ)b.(c)(c-1)(c-1-8)
ハ(2)(ⅱ)b.(c)(c-2)(c-2-8)
ハ(2)(ⅱ)b.(c)(c-3)(c-3-8)・設置変更許可申請書（本文十号）では，可搬型代
替注水中型ポンプの容量に対してスプレイ流量を同量に設定しており整合している。そのため，工事の計画に使用している可搬型代替注水中型ポン
プの容量は，設置変更許可申請書（本文十号）で使用している解析条件に包括されている。

工事の計画 該当事項
【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。）】（要目表）
ﾘ(3)(ⅱ)a.-⑤

整 合 性

備

「可搬型代替注水中型
大型ポンプ」は設置変更許可申請書（本文）における ﾘ(3)(ⅱ)a.⑤ を工事の計画の主たる登録として「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」に整理し，工事の計画の ﾘ(3)(ⅱ)a.-⑤
は，設置変更許可申請書（本文）のﾘ(3)(ⅱ)
a .- ⑤ と同義で あり整合している。

ﾘ-33

考NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

ﾘ(3)(ⅱ)a.-⑤

ﾘ-34

考

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

可搬型代替注水大型ポンプ
ﾘ(3)(ⅱ)a.-⑥（「ニ(3)(ⅱ) 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備」他と兼用）

ｂ．可搬型代替注水大型ポンプ
第 4.3－1 表 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備の主要機器仕様に記載する。

【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。）】（要目表）「可搬型代替注水大型ポンプ」は設置変更許可申請書（本文）における ﾘ(3)(ⅱ)a.-⑥ を工事の計画の主たる登録として「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」に整理し，工事の計画のﾘ(3)(ⅱ)a.-⑥ は，設
置変更許可申請書（本文）の ﾘ(3)(ⅱ)a.-⑥と同義であり整合している。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

ﾘ(3)(ⅱ)a.-⑥

備

ﾘ-35

考

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

設置変更許可申請書（本文）

ﾘ(3)(ⅱ)a.-⑥

ﾘ-36

考

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

設置変更許可申請書（本文）

ﾘ-37

考

設置変更許可申請書（本文）ｂ． 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

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
内の圧力及び温度を低下させるために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。

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，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の設備として，代替循環冷却系を設ける。また，原子炉格納容器内の圧力を大気中に逃がすための設備として，格納容器圧
力逃がし装置を設ける。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

9.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備
9.7.1 概要
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
内の圧力及び温度を低下させるために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。
原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備の系統
概要図を第 9.7－1 図から第 9.7－4 図に示す。

9.7.2 設計方針
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，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の設備として，代替循環冷却系を設ける。また，原子炉格納容器内の圧力を大気中に逃がすための設備として，格納容器圧
力逃がし装置を設ける。

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3. 圧力低減設備その他の安全設備
3.2 原子炉格納容器安全設備
3.2.5 代替循環冷却系
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に必要な重大事
故等対処設備のうち，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の設備及び炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融
炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下を遅延・防止するための重大事故等対処設備として，代替
循環冷却系を設ける設計とする。なお，溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下を遅延・防止
する場合は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入と並行して行う。
＜中略＞

考【65 条 1】【66 条 29】

3.2.5 代替循環冷却系
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に必要な重大事
故等対処設備のうち，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の設備及び炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融
炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下を遅延・防止するための重大事故等対処設備として，代替
循環冷却系を設ける設計とする。なお，溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下を遅延・防止
する場合は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入と並行して行う。
＜中略＞【65 条 1】【66 条 29】

3.6 圧力逃がし装置
3.6.1 格納容器圧力逃がし装置(1) 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器の過圧破損防止
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格
納容器の過圧による破損を防止するために必要な重大事
故等対処設備のうち，原子炉格納容器内の圧力を大気中に逃がすための設備として，格納容器圧力逃がし装置を設ける設計とする。
＜中略＞【65 条 13】

ﾘ-38

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項(a) 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
炉心の著しい損傷が発生した場合に原子炉格納容器の過圧破損を防止するための重大事故等対処設備として，
代替循環冷却系は，Ｍａｒｋ－Ⅱ型原子炉格納容器の特徴を踏まえ多重性を有する設計とする。また，代替循環
冷却系ポンプによりサプレッション・チェンバのプール
水を残留熱除去系熱交換器にて冷却し，残留熱除去系等を経由して原子炉格納容器内へスプレイするとともに，原子炉注水及びサプレッション・チェンバのプール水の除熱を行うことで，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できる設計とする。

(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
炉心の著しい損傷が発生した場合に原子炉格納容器の過圧破損を防止するための重大事故等対処設備として，
代替循環冷却系を使用する。
代替循環冷却系は，Ｍａｒｋ－Ⅱ型原子炉格納容器の特徴を踏まえ多重性を有する設計とする。また，代替循
環冷却系は，代替循環冷却系ポンプ，残留熱除去系熱交換器，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，代替循環
冷却系ポンプによりサプレッション・チェンバのプール
水を残留熱除去系熱交換器にて冷却し，残留熱除去系等を経由して原子炉格納容器内へスプレイするとともに，原子炉注水及びサプレッション・チェンバのプール水の除熱を行うことで，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できる設計とする。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

設置変更許可申請書（本文）

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

考

3.2.5 代替循環冷却系
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に必要な重大事
故等対処設備のうち，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の設備及び炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融
炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下を遅延・防止するための重大事故等対処設備として，代替
循環冷却系を設ける設計とする。なお，溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下を遅延・防止
する場合は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入と並行して行う。
＜中略＞【65 条 1】【66 条 29】

代替循環冷却系は，Ｍａｒｋ－Ⅱ型原子炉格納容器の特徴を踏まえ多重性を有する設計とし，代替循環冷却系
ポンプによりサプレッション・チェンバのプール水を残留熱除去系熱交換器にて冷却し，残留熱除去系等を経由して原子炉格納容器内へスプレイするとともに，原子炉注水及びサプレッション・チェンバのプール水の除熱を行うことで，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できる設計とする。また，本系統に使用する冷却水は，残留熱除去系海水系又は緊急用海水系により冷却できる設計とする。
＜中略＞
代替循環冷却系は，代替循環冷却系ポンプにより，サプレッション・チェンバのプール水を残留熱除去系等を経由して原子炉圧力容器へ注水することで溶融炉心を冷却できる設計とする。
本系統に使用する冷却水は，残留熱除去系海水系又は緊急用海水系から供給できる設計とする。
＜中略＞【65 条 2】【66 条 30】

3.2.5 代替循環冷却系
原子炉格納容器内へスプレイされた水は，格納容器ベント管を経て，サプレッション・チェンバに戻ることで循環する。

原子炉格納容器内へスプレイされた水は，格納容器ベント管を経て，サプレッション・チェンバに戻ることで
循環する。

＜中略＞
原子炉格納容器内へスプレイされた水は，格納容器ベント管を経て，サプレッション・チェンバに戻ることで循環できる設計とする。

【65 条 4】

ﾘ-39

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

考

3.2.5 代替循環冷却系
代替循環冷却系は，代替所内電気設備を経由した常設
代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

代替循環冷却系は，代替所内電気設備を経由した常設
代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。

＜中略＞
代替循環冷却系は，代替所内電気設備を経由した常設
代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
＜中略＞【65 条 5】【66 条 31】

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

3.2.5 代替循環冷却系

ﾘ(3)(ⅱ)b.(a)-①残留熱除去系熱交換器は，代替循環
冷却系で使用する残留熱除去系海水系又は緊急用海水系
により冷却できる設計とする。

緊急用海水系は，緊急用海水ポンプにて非常用取水設備であるＳＡ用海水ピット，海水引込み管，ＳＡ用海水ピット取水塔，緊急用海水取水管及び緊急用海水ポンプ
ピットを通じて海水を取水し，緊急用海水ポンプ出口に設置される緊急用海水系ストレーナにより異物を除去し，残留熱除去系熱交換器に海水を送水することで，残留熱除去系熱交換器で発生した熱を最終的な熱の逃がし場である海へ輸送できる設計とする。

残留熱除去系熱交換器は，代替循環冷却系で使用する残留熱除去系海水系又は緊急用海水系により冷却できる設計とする。

緊急用海水系は，緊急用海水ポンプにて非常用取水設備であるＳＡ用海水ピット，海水引込み管，ＳＡ用海水ピット取水塔，緊急用海水取水管及び緊急用海水ポンプ
ピットを通じて海水を取水し，緊急用海水ポンプ出口に設置される緊急用海水系ストレーナにより異物を除去し，残留熱除去系熱交換器に海水を送水することで，残留熱除去系熱交換器で発生した熱を最終的な熱の逃がし場である海へ輸送できる設計とする。

＜中略＞
代替循環冷却系は，Ｍａｒｋ－Ⅱ型原子炉格納容器の特徴を踏まえ多重性を有する設計とし，ﾘ(3)(ⅱ)b.(a)①代替循環冷却系ポンプによりサプレッション・チェン
バのプール水を残留熱除去系熱交換器にて冷却し，残留熱除去系等を経由して原子炉格納容器内へスプレイするとともに，原子炉注水及びサプレッション・チェンバのプール水の除熱を行うことで，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できる設計とする。また，ﾘ(3)(ⅱ)b.(a)-①本系統に使用する冷却水は，残留熱除去系海水系又は緊急用海水系により冷却できる設計とする。

工事の計画のﾘ(3)(ⅱ)b.(a)-①は，設置変更
許可申請書（本文）のﾘ(3)(ⅱ)b.(a)-①と文
章表現は異なるが，内容に相違はないため整合している。

【原子炉冷却系統施設】（基本設計方針）7. 原子炉補機冷却設備
7.2 緊急用海水系＜中略＞
緊急用海水系は，緊急用海水ポンプにて非常用取水設備であるＳＡ用海水ピット取水塔，海水引込み管，ＳＡ用海水ピット，緊急用海水取水管及び緊急用海水ポンプ
ピットを通じて海水を取水し，緊急用海水ポンプ出口に設置される緊急用海水系ストレーナにより異物を除去し，残留熱除去系熱交換器又は代替燃料プール冷却系熱交換器に海水を送水することで，残留熱除去系熱交換器
又は代替燃料プール冷却系熱交換器で発生した熱を最終的な熱の逃がし場である海へ輸送できる設計とする。

【65 条 2】【62 条 16】【62 条 23】【62 条 33】【62 条 42】【63 条 32】【64 条 19】【64 条 28】【64 条 38】【64 条 46】【65 条 6】【66 条 35】【69 条 60】

ﾘ-40

設置変更許可申請書（本文）NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2(b) 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格
納容器の過圧破損を防止するための重大事故等対処設備
として，格納容器圧力逃がし装置は，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て，フィルタ装置へ導き，放射性物質を低減させた後に原子炉建屋原子炉棟屋上に設ける放出口から排出することで，排気中に含まれる放射性物質の環境への放出量を低減しつつ，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下できる設計とする。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項(2) 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の減圧及び除熱炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格
納容器の過圧破損を防止するための重大事故等対処設備
として，格納容器圧力逃がし装置を使用する。
格納容器圧力逃がし装置は，フィルタ装置（フィルタ容器，スクラビング水，金属フィルタ，よう素除去部），
圧力開放板，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，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
ベント系を経由して，フィルタ装置へ導き，放射性物質を低減させた後に原子炉建屋原子炉棟屋上に設ける放出
口から排出することで，排気中に含まれる放射性物質の環境への放出量を低減しつつ，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下できる設計とする。

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3.6.1 格納容器圧力逃がし装置(1) 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器の過圧破損防止
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格
納容器の過圧による破損を防止するために必要な重大事
故等対処設備のうち，原子炉格納容器内の圧力を大気中に逃がすための設備として，格納容器圧力逃がし装置を設ける設計とする。
格納容器圧力逃がし装置は，フィルタ装置（フィルタ容器，スクラビング水，金属フィルタ，よう素除去部），
圧力開放板，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，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
ベント系を経由して，フィルタ装置へ導き，放射性物質を低減させた後に原子炉建屋原子炉棟屋上に設ける放出
口から排出（系統設計流量 13.4 kg/s（1 Pd において））することで，排気中に含まれる放射性物質の環境への放出量を低減しつつ，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下できる設計とする。

考【65 条 13】【65 条 14】【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。）
】
（基本設
計方針）
4.2 格納容器圧力逃がし装置(1) 系統構成＜中略＞
格納容器圧力逃がし装置は，西側淡水貯水設備又は代替淡水貯槽から，可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型
代替注水大型ポンプによりフィルタ装置にスクラビング
水を補給できる設計とする。

【63 条 19】

【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3.6.1 格納容器圧力逃がし装置(1) 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器の過
圧破損防止
＜中略＞
格納容器圧力逃がし装置は，水の放射線分解により発生する水素がフィルタ装置内に蓄積することを防止するため，格納容器圧力逃がし装置使用後にフィルタ装置ス
クラビング水を移送ポンプ（容量 10 m3/h/個，揚程 40m，個数 1）によりサプレッション・チェンバへ移送できる設計とする。
格納容器圧力逃がし装置は，西側淡水貯水設備又は代替淡水貯槽から，可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型
代替注水大型ポンプによりフィルタ装置にスクラビング
水を補給できる設計とする。
＜中略＞【63 条 18】【65 条 27】【65 条 28】

ﾘ-41

設置変更許可申請書（本文）フィルタ装置は，排気中に含まれる粒子状放射性物
質，ガス状の無機よう素及び有機よう素を除去できる設計とする。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2フィルタ装置は，排気中に含まれる粒子状放射性物
質，ガス状の無機よう素及び有機よう素を除去できる設計とする。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

本系統はサプレッション・チェンバ及びドライウェルと接続し，いずれからも排気できる設計とする。サプレッション・チェンバ側からの排気ではサプレッション・
チェンバの水面からの高さを確保し，ドライウェル側からの排気では，ドライウェル床面からの高さを確保するとともに燃料有効長頂部よりも高い位置に接続箇所を設けることで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。

本系統はサプレッション・チェンバ及びドライウェルと接続し，いずれからも排気できる設計とする。サプレッション・チェンバ側からの排気ではサプレッション・
チェンバの水面からの高さを確保し，ドライウェル側からの排気では，ドライウェル床面からの高さを確保する設計とする。

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

考

【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。）
】
（基本設
計方針）
4.2 格納容器圧力逃がし装置(1) 系統構成＜中略＞
フィルタ装置は，排気中に含まれる粒子状放射性物
質，ガス状の無機よう素及び有機よう素を除去できる設計とする。また，無機よう素をスクラビング水中に捕集・保持するためにアルカリ性の状態（待機状態においてｐＨ13 以上）に維持する設計とする。
＜中略＞【63 条 6】

【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3.6.1 格納容器圧力逃がし装置(1) 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器の過
圧破損防止
＜中略＞
フィルタ装置は，排気中に含まれる粒子状放射性物
質，ガス状の無機よう素及び有機よう素を除去できる設計とする。また，無機よう素をスクラビング水中に捕集・保持するためにアルカリ性の状態（待機状態においてｐＨ13 以上）に維持する設計とする。

【65 条 15】

【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。）
】
（基本設
計方針）
4.2 格納容器圧力逃がし装置(1) 系統構成＜中略＞
格納容器圧力逃がし装置はサプレッション・チェンバ及びドライウェルと接続し，いずれからも排気できる設計とする。サプレッション・チェンバ側からの排気ではサプレッション・チェンバの水面からの高さを確保し，ドライウェル側からの排気では，ドライウェル床面からの高さを確保する設計とするとともに燃料有効長頂部よりも高い位置に接続箇所を設けることで長期的にも溶融
炉心及び水没の悪影響を受けない設計とする。
＜中略＞【63 条 7】

【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3.6.1 格納容器圧力逃がし装置(1) 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器の過ﾘ-42

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

考

圧破損防止

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2＜中略＞
格納容器圧力逃がし装置はサプレッション・チェンバ及びドライウェルと接続し，いずれからも排気できる設計とする。サプレッション・チェンバ側からの排気ではサプレッション・チェンバの水面からの高さを確保し，ドライウェル側からの排気では，ドライウェル床面からの高さを確保する設計とするとともに燃料有効長頂部よりも高い位置に接続箇所を設けることで長期的にも溶融
炉心及び水没の悪影響を受けない設計とする。

格納容器圧力逃がし装置は，排気中に含まれる可燃性ガスによる爆発を防ぐため，系統内を不活性ガス（窒素）で置換した状態で待機させ，不活性ガスで置換できる設計とするとともに，系統内に可燃性ガスが蓄積する
可能性のある箇所にはベントラインを設け，可燃性ガスを排出できる設計とすることで，系統内で水素濃度及び酸素濃度が可燃領域に達することを防止できる設計とする。

格納容器圧力逃がし装置は，排気中に含まれる可燃性ガスによる爆発を防ぐため，系統内を不活性ガス（窒素）で置換した状態で待機させ，不活性ガスで置換できる設計とするとともに，系統内に可燃性ガスが蓄積する
可能性のある箇所にはベントラインを設け，可燃性ガスを排出できる設計とすることで，系統内で水素濃度及び酸素濃度が可燃領域に達することを防止できる設計とする。

【65 条 16】

【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。）
】
（基本設
計方針）
4.2 格納容器圧力逃がし装置(1) 系統構成＜中略＞
格納容器圧力逃がし装置は，排気中に含まれる可燃性ガスによる爆発を防ぐため，窒素ガス代替注入系により，系統内を不活性ガス（窒素）で置換した状態で待機させ，不活性ガスで置換できる設計とするとともに，系
統内に可燃性ガスが蓄積する可能性のある箇所にはベントラインを設け，可燃性ガスを排出できる設計とすることで，系統内で水素濃度及び酸素濃度が可燃領域に達することを防止できる設計とする。
＜中略＞【63 条 8】【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3.6.1 格納容器圧力逃がし装置(1) 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器の過
圧破損防止
＜中略＞
格納容器圧力逃がし装置は，排気中に含まれる可燃性ガスによる爆発を防ぐため，窒素ガス代替注入系により，系統内を不活性ガス（窒素）で置換した状態で待機させ，不活性ガスで置換できる設計とするとともに，系
統内に可燃性ガスが蓄積する可能性のある箇所にはベントラインを設け，可燃性ガスを排出できる設計とすることで，系統内で水素濃度及び酸素濃度が可燃領域に達することを防止できる設計とする。

【65 条 17】

ﾘ-43

設置変更許可申請書（本文）

格納容器圧力逃がし装置は，他の発電用原子炉施設とは共用しない設計とする。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 2 個設置し，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。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

格納容器圧力逃がし装置は，他の発電用原子炉施設とは共用しない設計とする。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 2 個設置し，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。

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。）
】
（基本設
計方針）
4.2 格納容器圧力逃がし装置(1) 系統構成＜中略＞
格納容器圧力逃がし装置は，他の発電用原子炉施設とは共用しない設計とする。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 2 個設置し，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。
＜中略＞【63 条 9】NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3.6.1 格納容器圧力逃がし装置(1) 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器の過
圧破損防止
＜中略＞
格納容器圧力逃がし装置は，他の発電用原子炉施設とは共用しない設計とする。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 2 個設置し，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。

格納容器圧力逃がし装置の使用に際しては，代替格納容器スプレイ冷却系等による原子炉格納容器内へのスプ
レイは停止する運用としており，原子炉格納容器が負圧とならない。仮に，原子炉格納容器内にスプレイする場
合においても，原子炉格納容器内圧力が規定の圧力まで減圧した場合には，原子炉格納容器内へのスプレイを停止するﾘ(3)(ⅱ)b.(b)-①運用とする。また，格納容器圧
力逃がし装置使用後においても，可燃性ガスによる爆発及び格納容器の負圧破損を防止するために，ﾘ(3)(ⅱ)b.(b)-②可搬型窒素供給装置である窒素供給装置
及び窒素供給装置用電源車を用いて格納容器内に不活性ガス（窒素）の供給が可能な設計とする。

格納容器圧力逃がし装置の使用に際しては，代替格納容器スプレイ冷却系等による原子炉格納容器内へのスプ
レイは停止する運用としており，原子炉格納容器が負圧とならない。仮に，原子炉格納容器内にスプレイする場
合においても，原子炉格納容器内圧力が規定の圧力まで減圧した場合には，原子炉格納容器内へのスプレイを停止する運用とする。また，格納容器圧力逃がし装置使用後においても，可燃性ガスによる爆発及び格納容器の負圧破損を防止するために，可搬型窒素供給装置である窒素供給装置及び窒素供給装置用電源車を用いて格納容器
内に不活性ガス（窒素）の供給が可能な設計とする。

【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。）
】
（基本設
計方針）
4.2 格納容器圧力逃がし装置(1) 系統構成＜中略＞
格納容器圧力逃がし装置の使用に際しては，原子炉格
納容器が負圧とならないよう，代替格納容器スプレイ冷
却系等による原子炉格納容器内へのスプレイは停止するﾘ(3)(ⅱ)b.(b)-①運用を保安規定に定めて管理する。仮に，原子炉格納容器内にスプレイする場合においても，
原子炉格納容器内圧力が規定の圧力まで減圧した場合には，原子炉格納容器内へのスプレイを停止する運用を保安規定に定めて管理する。
＜中略＞

考【65 条 18】工事の計画のﾘ(3)(ⅱ)
b.(b)-①は，設置変更
許可申請書（本文）のﾘ(3)(ⅱ)b.(b)-①を具体的に記載しており整合している。

ﾘ-44【63 条 10】

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3.6.1 格納容器圧力逃がし装置(1) 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器の過
圧破損防止
＜中略＞
格納容器圧力逃がし装置の使用に際しては，原子炉格
納容器が負圧とならないよう，代替格納容器スプレイ冷
却系等による原子炉格納容器内へのスプレイは停止するﾘ(3)(ⅱ)b.(b)-①運用を保安規定に定めて管理する。仮に，原子炉格納容器内にスプレイする場合においても，
原子炉格納容器内圧力が規定の圧力まで減圧した場合には，原子炉格納容器内へのスプレイを停止する運用を保安規定に定めて管理する。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

3.4 可燃性ガス濃度制御設備
3.4.3 窒素ガス代替注入系＜中略＞
ﾘ(3)(ⅱ)b.(b)-②窒素ガス代替注入系は，可燃性ガスによる爆発及び原子炉格納容器の負圧破損を防止するた
めに，窒素供給装置及び窒素供給装置用電源車を用いて原子炉格納容器内に不活性ガス（窒素）の供給が可能な設計とする。また，格納容器圧力逃がし装置は，排気中に含まれる可燃性ガスによる爆発を防ぐため，窒素ガス
代替注入系により，系統内を不活性ガス（窒素）で置換した状態で待機させ，不活性ガスで置換できる設計とする。
＜中略＞【65 条 19】工事の計画のﾘ(3)(ⅱ)
b.(b)-②は，設置変更
許可申請書（本文）のﾘ(3)(ⅱ)b.(b)-②と同義であり整合している。

【非常用電源設備】（基本設計方針）
2. 交流電源設備
2.5 窒素供給装置用電源車
窒素供給装置用電源車は，窒素供給装置用電源車 1 台
により，2 台の窒素供給装置に給電できる設計とする。

格納容器圧力逃がし装置使用時の排出経路に設置される隔離弁は，遠隔人力操作機構によって人力による操作が可能な設計とする。

格納容器圧力逃がし装置使用時の排出経路に設置される隔離弁は，遠隔人力操作機構によって人力による操作が可能な設計とする。

考【63 条 8】【63 条 11】【65 条 17】【65 条 20】【67 条 10】【63 条 12】【65 条 21】【67 条 6】

【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。）
】
（基本設
計方針）
4.2 格納容器圧力逃がし装置(1) 系統構成＜中略＞
格納容器圧力逃がし装置使用時の排出経路に設置される隔離弁は，遠隔人力操作機構（個数 4）によって人力により容易かつ確実に操作が可能な設計とする。
＜中略＞【63 条 13】

ﾘ-45

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3.6.1 格納容器圧力逃がし装置(1) 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器の過
圧破損防止
＜中略＞
格納容器圧力逃がし装置使用時の排出経路に設置される隔離弁は，遠隔人力操作機構（個数 4）によって人力により容易かつ確実に操作が可能な設計とする。

遠隔人力操作機構の操作場所は，原子炉建屋原子炉棟
外とし，第二弁及び第二弁バイパス弁の操作を行う第二弁操作室は，必要な要員を収容可能な遮蔽体に囲まれた空間とし，(3)(ⅱ)b.(b)-④第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）にて正圧化することにより外気の流入を一定時間遮断することで，放射線防護を考慮した設計とする。

排出経路に設置される隔離弁の電動弁については，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の給電により，中央制御室から操作が可能な設計とする。

遠隔人力操作機構の操作場所は，原子炉建屋原子炉棟
外とし，第二弁及び第二弁バイパス弁の操作を行う第二弁操作室は，必要な要員を収容可能な遮蔽体に囲まれた空間とし，第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボン
ベ）にて正圧化することにより外気の流入を一定時間遮断することで，放射線防護を考慮した設計とする。

排出経路に設置される隔離弁の電動弁については，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の給電により，中央制御室から操作が可能な設計とする。

【放射線管理施設】（基本設計方針）
2. 換気設備，生体遮蔽装置等
2.3 生体遮蔽装置等＜中略＞
格納容器圧力逃がし装置使用時の排出経路に設置される隔離弁に設ける遠隔人力操作機構の操作場所は，原子
炉建屋原子炉棟外とし，第二弁及び第二弁バイパス弁の操作を行う第二弁操作室は，必要な要員を収容可能な遮蔽体（第二弁操作室遮蔽）に囲まれた空間とし， ﾘ(3)(ⅱ)b.(b)-④第二弁操作室空気ボンベにて正圧化することにより外気の流入を一定時間遮断することで，放射線防護を考慮した設計とする。第二弁操作室遮蔽は，炉心の著しい損傷時においても，格納容器圧力逃がし装置の隔離弁操作ができるよう，普通コンクリート 395 mm 以上の遮蔽厚さを有し，第二弁操作室に隣接する格納容器
圧力逃がし装置入口配管が設置される方向の壁及び床の遮蔽厚さは，普通コンクリート 1195 mm 以上とする設計とする。また，第二弁操作室が微正圧であることを確認するため，第二弁操作室差圧計（個数 1，計測範囲 0～60
Pa）を設ける設計とする。

考【65 条 22】工事の計画のﾘ(3)(ⅱ)
b.(b)-④は，設置変更
許可申請書（本文）のﾘ(3)(ⅱ)b.(b)-④と同一設備であり整合している。以下同じ。

【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。）
】
（基本設
計方針）
4.2 格納容器圧力逃がし装置(1) 系統構成＜中略＞
排出経路に設置される隔離弁の電動弁については，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の給電により，中央制御室から操作が可能な設計とする。
＜中略＞【63 条 14】【65 条 23】【67 条 20】【63 条 15】

ﾘ-46

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3.6.1 格納容器圧力逃がし装置(1) 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器の過
圧破損防止
＜中略＞
排出経路に設置される隔離弁の電動弁については，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の給電により，中央制御室から操作が可能な設計とする。

系統内に設ける圧力開放板は，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。

系統内に設ける圧力開放板は，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。

【65 条 24】

【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。）
】
（基本設
計方針）
4.2 格納容器圧力逃がし装置(1) 系統構成＜中略＞
系統内に設ける圧力開放板は，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。
＜中略＞【63 条 16】【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3.6.1 格納容器圧力逃がし装置(1) 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器の過
圧破損防止
＜中略＞
系統内に設ける圧力開放板は，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。

格納容器圧力逃がし装置は，格納容器圧力逃がし装置
格納槽（地下埋設）内に設置し，フィルタ装置等の周囲には遮蔽体を設け，格納容器圧力逃がし装置の使用時に本系統内に蓄積される放射性物質から放出される放射線から作業員を防護する設計とする。

格納容器圧力逃がし装置は，格納容器圧力逃がし装置
格納槽（地下埋設）内に設置し，フィルタ装置等の周囲には遮蔽体を設け，格納容器圧力逃がし装置の使用時に本系統内に蓄積される放射性物質から放出される放射線から作業員を防護する設計とする。

考【65 条 25】

【放射線管理施設】（基本設計方針）
2.3 生体遮蔽装置等＜中略＞
格納容器圧力逃がし装置は，格納容器圧力逃がし装置
格納槽（地下埋設）内に設置し，格納容器圧力逃がし装置使用後に高線量となるフィルタ装置等の周囲には遮蔽体（フィルタ装置遮蔽，配管遮蔽）を設け，格納容器圧
力逃がし装置の使用時に本系統内に蓄積される放射性物
質から放出される放射線から作業員を防護する設計とする。

【63 条 17】【65 条 26】
【67 条 21】ﾘ-47

設置変更許可申請書（本文）NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

代替循環冷却系及び格納容器圧力逃がし装置は，共通要因によって同時に機能を損なわないよう，原理の異なる冷却及び原子炉格納容器内の減圧手段を用いることで多様性を有する設計とする。

代替循環冷却系は，非常用交流電源設備に対して多様性を有する常設代替交流電源設備からの給電により駆動できる設計とする。また，格納容器圧力逃がし装置は，
非常用交流電源設備に対して多様性を有する常設代替交
流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電により駆動できる設計とする。

格納容器圧力逃がし装置は，人力により排出経路に設置される隔離弁を操作できる設計とすることで，代替循
環冷却系に対して駆動源の多様性を有する設計とする。

代替循環冷却系の代替循環冷却系ポンプ，残留熱除去
系熱交換器及びサプレッション・チェンバは原子炉建屋

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

9.7.2.1 多様性，位置的分散＜中略＞
代替循環冷却系及び格納容器圧力逃がし装置は，共通要因によって同時に機能を損なわないよう，原理の異なる冷却及び原子炉格納容器内の減圧手段を用いることで多様性を有する設計とする。

【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3.6.1 格納容器圧力逃がし装置(1) 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器の過
圧破損防止
＜中略＞
代替循環冷却系及び格納容器圧力逃がし装置は，共通要因によって同時に機能を損なわないよう，原理の異なる冷却及び原子炉格納容器内の減圧手段を用いることで多様性を有する設計とする。

代替循環冷却系は，非常用交流電源設備に対して多様性を有する常設代替交流電源設備からの給電により駆動できる設計とする。また，格納容器圧力逃がし装置は，
非常用交流電源設備に対して多様性を有する常設代替交
流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電により駆動できる設計とする。

整 合 性

備

【65 条 32】

3.6.1 格納容器圧力逃がし装置(1) 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器の過
圧破損防止
＜中略＞
代替循環冷却系は，非常用交流電源設備に対して多様性を有する常設代替交流電源設備からの給電により駆動できる設計とする。また，格納容器圧力逃がし装置は，
非常用交流電源設備に対して多様性を有する常設代替交
流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電により駆動できる設計とする。格納容器圧力逃がし装置は，人力により排出経路に設置される隔離弁を操作できる設計とすることで，代替循環冷却系に対して駆動源の多様性を有する設計とする。

格納容器圧力逃がし装置は，人力により排出経路に設置される隔離弁を操作できる設計とすることで，代替循
環冷却系に対して駆動源の多様性を有する設計とする。

3.6.1 格納容器圧力逃がし装置(1) 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器の過
圧破損防止
＜中略＞
代替循環冷却系は，非常用交流電源設備に対して多様性を有する常設代替交流電源設備からの給電により駆動できる設計とする。また，格納容器圧力逃がし装置は，
非常用交流電源設備に対して多様性を有する常設代替交
流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電により駆動できる設計とする。格納容器圧力逃がし装置は，人力により排出経路に設置される隔離弁を操作できる設計とすることで，代替循環冷却系に対して駆動源の多様性を有する設計とする。

代替循環冷却系の代替循環冷却系ポンプ，残留熱除去
系熱交換器及びサプレッション・チェンバは原子炉建屋

3.6.1 格納容器圧力逃がし装置(1) 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器の過
圧破損防止
＜中略＞
代替循環冷却系の代替循環冷却系ポンプ，残留熱除去
系熱交換器及びサプレッション・チェンバは原子炉建屋考【65 条 33】【65 条 33】【65 条 34】

ﾘ-48

設置変更許可申請書（本文）
原子炉棟内に設置し，格納容器圧力逃がし装置のフィル
タ装置は原子炉建屋近傍の格納容器圧力逃がし装置格納槽（地下埋設）に，第二弁操作室遮蔽，第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）及び第二弁操作室差圧計は原子炉建屋付属棟に，圧力開放板は原子炉建屋近傍の屋外に設置することで共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

代替循環冷却系と格納容器圧力逃がし装置は，共通要因によって同時に機能を損なわないよう，流路を分離することで独立性を有する設計とする。

これらの多様性及び流路の独立性並びに位置的分散によって，代替循環冷却系と格納容器圧力逃がし装置は，互いに重大事故等対処設備として，可能な限りの独立性を有する設計とする。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
原子炉棟内に設置し，格納容器圧力逃がし装置のフィル
タ装置は原子炉建屋近傍の格納容器圧力逃がし装置格納槽（地下埋設）に，第二弁操作室遮蔽，第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）及び第二弁操作室差圧計は原子炉建屋付属棟に，圧力開放板は原子炉建屋近傍の屋外に設置することで共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。

工事の計画 該当事項
原子炉棟内に設置し，格納容器圧力逃がし装置のフィル
タ装置は原子炉建屋近傍の格納容器圧力逃がし装置格納槽（地下埋設）に，第二弁操作室遮蔽，第二弁操作室空気ボンベ及び第二弁操作室差圧計は原子炉建屋付属棟に，圧力開放板は原子炉建屋近傍の屋外に設置すること
で共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。

代替循環冷却系と格納容器圧力逃がし装置は，共通要因によって同時に機能を損なわないよう，流路を分離することで独立性を有する設計とする。

3.6.1 格納容器圧力逃がし装置(1) 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器の過
圧破損防止
＜中略＞
代替循環冷却系と格納容器圧力逃がし装置は，共通要因によって同時に機能を損なわないよう，流路を分離することで独立性を有する設計とする。

これらの多様性及び流路の独立性並びに位置的分散によって，代替循環冷却系と格納容器圧力逃がし装置は，互いに重大事故等対処設備として，可能な限りの独立性を有する設計とする。

3.6.1 格納容器圧力逃がし装置(1) 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器の過
圧破損防止
＜中略＞
これらの多様性及び流路の独立性並びに位置的分散によって，代替循環冷却系と格納容器圧力逃がし装置は，互いに重大事故等対処設備として，可能な限りの独立性を有する設計とする。

整 合 性

備

【65 条 35】【65 条 36】【54 条 107】

原子炉格納容器安全設備のうち，サプレッション・チ
ェンバのプール水を水源とする原子炉格納容器安全設備のポンプは，原子炉格納容器内の圧力及び温度並びに，冷却材中の異物の影響について「非常用炉心冷却設備又は格納容器熱除去設備に係るろ過装置の性能評価等について（内規）」（平成 20・02・12 原院第 5 号（平成 20 年 2
月 27 日原子力安全・保安院制定））によるろ過装置の性能評価により，重大事故等時に想定される最も小さい有効吸込水頭においても，正常に機能する能力を有する設計とする。

電 源 設 備 の 多 様 性 ， 位 置 的 分 散 に つ い て は ，「 ヌ(2)(ⅳ) 代替電源設備」に記載する。

電源設備の多様性，位置的分散については，「10.2 代
替電源設備」に記載する。

考

電源設備の多様性，位置的分散については，
設置変更許可申請書（本文）の「ヌ(2)(ⅳ)
代替電源設備」に示す。

ﾘ-49

設置変更許可申請書（本文）［常設重大事故等対処設備］
代替循環冷却系
代替循環冷却系ポンプ
ﾘ(3)(ⅱ)b.-②（「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(c) 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」及び「リ(3)(ⅱ)ｃ．原子炉格納容器下部の溶融
炉心を冷却するための設備」と兼用）
台
数
2
容
量
約 250m３／h （1 台当たり）
全 揚 程
約 120mａ．代替循環冷却系ポンプ兼用する設備は以下のとおり。
・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
・原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備
台
数
2
容
量
約 250m３／h（1 台当たり）
全 揚 程
約 120m

工事の計画 該当事項
【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。）】（要目表）
ﾘ(3)(ⅱ)b.-②

・設置変更許可申請書（本文十号）では，代替循環
冷却系ポンプの容量に対して，代替循環冷却系の循環流量を同量に設定しており整合している。
そのため，工事の計画で使用している代替循環冷却系ポンプの容量は，設置変更許可申請書（本文十号）で使用している解析条件に包絡される。

整 合 性「代替循環冷却系ポン
プ」は，設置変更許可
申請書（本文）における ﾘ(3)(ⅱ)b.-② を工事の計画の主たる登録先として「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」に整理し，工事の計画のﾘ(3)(ⅱ)b.-② は，設
置変更許可申請書（本文）の ﾘ(3)(ⅱ)b.-②と同義であり整合している。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2（本文十号）
代替循環冷却系流量 250m３／h
・記載箇所
ハ(2)(ⅱ)c.(a)(a-1)(a-1-11)
ハ(2)(ⅱ)c.(b)(b-12)

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項(1) 代替循環冷却系

ﾘ(3)(ⅱ)b.-②

ﾘ-50

備

考

設置変更許可申請書（本文）ｂ．残留熱除去系熱交換器「5.4 残留熱除去系」に記載する。

工事の計画 該当事項
【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。）】（要目
表）

整 合 性

備

「残留熱除去系熱交換器」は設置変更許可申請書（本文）におけるﾘ(3)(ⅱ)b.-③ を工事の計画の主たる登録先として「原子炉冷却系統施設」のうち「残留熱除去設備」に整理し，工事の計画のﾘ(3)(ⅱ)b.-③ は，設置変更許可申請書（本文）の ﾘ(3)(ⅱ)b.-③ と同義であり整合している。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

残留熱除去系熱交換器
ﾘ(3)(ⅱ)b.-③（「ホ(4)(ⅰ) 残留熱除去系」他と兼用）設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

ﾘ-51

考

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

設置変更許可申請書（本文）

ﾘ(3)(ⅱ)b.-③

ﾘ-52

考

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
ｃ．残留熱除去系海水系ポンプ「5.4 残留熱除去系」に記載する。

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。）】（要目表）

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

設置変更許可申請書（本文）
残留熱除去系
残留熱除去系海水系ポンプ
ﾘ(3)(ⅱ)b.-④（「ホ(4)(ⅰ) 残留熱除去系」他と兼用）「残留熱除去系海水系
ポンプ」は設置変更許可申請書（本文）における ﾘ(3)(ⅱ)b.-④ を工事の計画の「原子炉冷却系統施設」のうち「原子炉補機冷却設備」に整理しており整合している。

ﾘ-53

考設置変更許可申請書（本文）

残留熱除去系」他と兼ｄ．残留熱除去系海水系ストレーナ「5.4 残留熱除去系」に記載する。

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。）】（要目表）「残留熱除去系海水系
ストレーナ」は設置変更許可申請書（本文）における ﾘ(3)(ⅱ)b.⑤を工事の計画の「原子炉冷却系統施設」のうち「原子炉補機冷却設備」に整理しており整合している。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

残留熱除去海水系ストレーナ
ﾘ(3)(ⅱ)b.-⑤（「ホ(4)(ⅰ)
用）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

ﾘ-54

考

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

緊急用海水系
緊急用海水ポンプ
ﾘ(3)(ⅱ)b.-⑥（「ホ(4)(ⅵ) 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備」他と兼用）(3) 緊急用海水系
ａ．緊急用海水ポンプ
第 5.10－1 表 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の主要機器仕様に記載する。

工事の計画 該当事項
【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。）】（要目
表）

整 合 性

備

「緊急用海水ポンプ」
は，設置変更許可申請書（本文）における ﾘ(3)(ⅱ)b.-⑥を工事の計画の「原子炉冷却系統施設」のうち「原子炉補機冷却設備」に整理しており整合している。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

設置変更許可申請書（本文）

ﾘ-55

考

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

緊急用海水系ストレーナ
ﾘ(3)(ⅱ)b.-⑦（「ホ(4)(ⅵ) 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備」他と兼用）

ｂ．緊急用海水系ストレーナ
第 5.10－1 表 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備の主要機器仕様に記載する。

工事の計画 該当事項
【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。）】（要目
表）

整 合 性

備

「緊急用海水系ストレーナ」は，設置変更許可申請書（本文）における ﾘ(3)(ⅱ)b.-⑦ を工事の計画の「原子炉冷却系統施設」のうち「原子炉補機冷却設備」に整理しており整合している。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

設置変更許可申請書（本文）

ﾘ-56

考

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

格納容器圧力逃がし装置
ﾘ(3)(ⅱ)b.-⑧（「ホ(4)(ⅵ) 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備」及び「リ(3)(ⅱ)ｄ．水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備」と兼用）(2) 格納容器圧力逃がし装置

フィルタ装置個数
1
系統設計流量
約 13.4kg／s
放射性物質除去効率
99.9％以上（粒子状放射性物質に対して）99％以上（無機よう素に対して）98％以上（有機よう素に対して）

ａ．フィルタ装置
兼用する設備は以下のとおり。
・最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備
・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
個
数
1
系統設計流量
約 13.4kg／s
放射性物質除去効率
99.9％以上（粒子状放射性物
質に対して）
99％以上（無機よう素に対して）98％以上（有機よう素に対して）
材料
スクラビング水（pH13 以上）
金属フィルタステンレス鋼（本文十号）
格納容器圧力逃がし装置等の排出流量 13.4kg／s（格納容器圧力 0.31MPa[gage]において）・記載箇所
ハ(2)(ⅱ)b.(a)(a-9)
ハ(2)(ⅱ)b.(d)(d-2)(d-2-11)
ハ(2)(ⅱ)b.(f)(f-8)
ハ(2)(ⅱ)c.(a)(a-2)(a-2-11)（本文十号）
格納容器圧力逃がし装置
有機よう素の除染係数 50
無機よう素の除染係数 100
・記載箇所
ハ(2)(ⅱ)b.(f)(f-10-9)（本文十号）
格納容器圧力逃がし装置
粒子状放射性物質の除染係数 1000
・記載箇所
ハ(2)(ⅱ) c.(a)(a-2)(a-2-13)(a-2-13-5)(a-213-5-2)

工事の計画 該当事項
【原子炉格納施設】
（要目表）

整 合 性

備

工事の計画のﾘ(3)(ⅱ)
b. -⑧ は，設置変更許可申請書（本文）の ﾘ(3)(ⅱ)b.-⑧と同義であり整合している。

・設置変更許可申請書（本文十号）で使用している
格納容器圧力逃がし装置の排出流量は，工事の計画で使用している格納容器圧力逃がし装置（フィルタ装置）の排出流量と整合しており，設置変更
許可申請書（本文十号）で使用している解析条件に包絡されている。

・設置変更許可申請書（本文十号）で使用している
格納容器圧力逃がし装置の除染係数は，工事の計画で使用している格納容器圧力逃がし装置（フィルタ装置）の効率 99.9％以上及び 98％以上と整合しており，設置変更許可申請書（本文十号）で使用している解析条件に包絡されている。

ﾘ(3)(ⅱ)b.-⑧

・設置変更許可申請書（本文十号）で使用している
格納容器圧力逃がし装置の除染係数は，工事の計画で使用している格納容器圧力逃がし装置（フィルタ装置）の効率 99.9％以上と整合しており，設置変更許可申請書（本文十号）で使用している解析条件に包絡されている。

ﾘ-57

考

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項（本文十号）
格納容器圧力逃がし装置を用いた場合の環境中への総放出量の評価においては，原子炉内に内蔵されている核分裂生成物が事象進展に応じた割合
で，格納容器内に放出され，サプレッション・チ
ェンバ又はドライウェルのベントラインを通じて
格納容器圧力逃がし装置に至るものとする。格納容器圧力逃がし装置に到達した核分裂生成物は，格納容器圧力逃がし装置内のフィルタによって除去された後，格納容器圧力逃がし装置出口配管から放出されるものとする。
・記載箇所
ハ(2)(ⅱ)c.(a)(a-2)(a-2-13)(a-2-13-2)

・設置変更許可申請書（本文十号）における格納容器圧力逃がし装置の系統構成は，工事の計画の格
納容器圧力逃がし装置の系統構成と整合しており，設置変更許可申請書（本文十号）で使用している解析条件に包絡されている。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

設置変更許可申請書（本文）

第二弁操作室遮蔽
ﾘ(3)(ⅱ)b.-⑨（「チ(1)(ⅳ)ｂ．格納容器圧力逃がし装
置第二弁操作室遮蔽」他と兼用）

ｂ．第二弁操作室遮蔽
第 8.3－4 表 遮蔽設備（重大事故等時）の設備仕様に記載する。

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3.6.1 格納容器圧力逃がし装置(1) 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器の過
圧破損防止
＜中略＞
格納容器圧力逃がし装置は，フィルタ装置（フィルタ容器，スクラビング水，金属フィルタ，よう素除去部），
圧力開放板，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，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
ベント系を経由して，フィルタ装置へ導き，放射性物質を低減させた後に原子炉建屋原子炉棟屋上に設ける放出
口から排出（系統設計流量 13.4 kg/s（1 Pd において））することで，排気中に含まれる放射性物質の環境への放出量を低減しつつ，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低下できる設計とする。

【放射線管理施設】（基本設計方針）
2.3 生体遮蔽装置等＜中略＞
格納容器圧力逃がし装置使用時の排出経路に設置される隔離弁に設ける遠隔人力操作機構の操作場所は，原子
炉建屋原子炉棟外とし，第二弁及び第二弁バイパス弁の操作を行う第二弁操作室は，必要な要員を収容可能な遮蔽体（第二弁操作室遮蔽）に囲まれた空間とし，第二弁操作室空気ボンベにて正圧化することにより外気の流入を一定時間遮断することで，放射線防護を考慮した設計とする。第二弁操作室遮蔽は，炉心の著しい損傷時においても，格納容器圧力逃がし装置の隔離弁操作ができる
よう，普通コンクリート 395 mm 以上の遮蔽厚さを有し，第二弁操作室に隣接する格納容器圧力逃がし装置入口配管が設置される方向の壁及び床の遮蔽厚さは，普通コン
クリート 1195 mm 以上とする設計とする。また，第二弁操作室が微正圧であることを確認するため，第二弁操作
室差圧計（個数 1，計測範囲 0～60 Pa）を設ける設計とする。

考【65 条 14】

「第二弁操作室遮蔽」
は，設置変更許可申請書（本文）における ﾘ(3)(ⅱ)b.-⑨を工事の計画の「放射線管理施設」のうち「基本設計方針」に整理しており整合している。

ﾘ-58【63 条 14】【65 条 23】【67 条 20】

設置変更許可申請書（本文）

ｄ．第二弁操作室差圧計
第 8.2－2 表 換気空調設備（重大事故等時）の設備仕様に記載する。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

第二弁操作室差圧計
ﾘ(3)(ⅱ)b.-⑩（「チ(1)(ⅴ)ｃ．第二弁操作室空気ボン
ベユニット（空気ボンベ）」他と兼用）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

遠隔人力操作機構
個
数

4

ｅ．遠隔人力操作機構
個数

4工事の計画 該当事項
【放射線管理施設】（基本設計方針）
2.3 生体遮蔽装置等＜中略＞
格納容器圧力逃がし装置使用時の排出経路に設置される隔離弁に設ける遠隔人力操作機構の操作場所は，原子
炉建屋原子炉棟外とし，第二弁及び第二弁バイパス弁の操作を行う第二弁操作室は，必要な要員を収容可能な遮蔽体（第二弁操作室遮蔽）に囲まれた空間とし，第二弁操作室空気ボンベにて正圧化することにより外気の流入を一定時間遮断することで，放射線防護を考慮した設計とする。第二弁操作室遮蔽は，炉心の著しい損傷時においても，格納容器圧力逃がし装置の隔離弁操作ができる
よう，普通コンクリート 395 mm 以上の遮蔽厚さを有し，第二弁操作室に隣接する格納容器圧力逃がし装置入口配管が設置される方向の壁及び床の遮蔽厚さは，普通コン
クリート 1195 mm 以上とする設計とする。また，第二弁操作室が微正圧であることを確認するため，第二弁操作
室差圧計（個数 1，計測範囲 0 ～60 Pa）を設ける設計と
する。

整 合 性

備

「第二弁操作室差圧計」は，設置変更許可
申請書（本文）における ﾘ(3)(ⅱ)b.-⑩ を工事の計画の「放射線管理施設」のうち「基本設計方針」に整理しており整合している。

【63 条 14】【65 条 23】【67 条 20】

【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3.6.1 格納容器圧力逃がし装置(1) 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器の過
圧破損防止
＜中略＞
格納容器圧力逃がし装置使用時の排出経路に設置される隔離弁は，遠隔人力操作機構（個数 4）によって人力により容易かつ確実に操作が可能な設計とする。

考【65 条 22】

ﾘ-59

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
ｆ．圧力開放板個数1
設定破裂圧力約 0.08MPa［gage］

工事の計画 該当事項
【原子炉格納施設】
（要目表）

整 合 性

備

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

設置変更許可申請書（本文）
圧力開放板
個
数
1
設定破裂圧力約 0.08MPa［gage］

ﾘ-60

考

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

【放射線管理施設】（要目表）［可搬型重大事故等対処設備］
第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）
ﾘ(3)(ⅱ)b.-⑪（「チ(1)(ⅴ)ｃ．第二弁操作室空気ボン
ベユニット（空気ボンベ）」他と兼用）

ｃ．第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）
第 8.2－3 表 換気空調設備（重大事故等時）（可搬型）設備仕様に記載する。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2「第二弁操作室空気ボンベ」は，設置変更許可申請書（本文）における ﾘ(3)(ⅱ)b.-⑪ を工事の計画の「放射線管理施設」のうち「換気設備」に整理しており整合している。

ﾘ-61

考設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

窒素供給装置ﾘ(3)(ⅱ)b.-⑬（「リ(3)(ⅱ)ｄ．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」他と兼用）

ｇ．窒素供給装置
第 9.9－1 表 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の主要機器仕様に記載する。

（本文十号）
可搬型窒素供給装置の格納容器内窒素注入流量
純度 99vol％にて 200Nm３／h（窒素 198Nm３／h 及
び酸素 2Nm３／h）
・記載箇所
ハ(2)(ⅱ)c.(a)(a-1)(a-1-13)
ハ(2)(ⅱ)c.(b)(b-14)

・設置変更許可申請書（本文十号）で使用している
窒素供給装置の容量は，工事の計画で使用している窒素供給装置の容量と整合しており，設置変更
許可申請書（本文十号）で使用している解析条件に包絡されている。

工事の計画 該当事項
【原子炉格納施設】
（要目表）

整 合 性

備

「窒素供給装置」は，設置変更許可申請書（本文）におけるﾘ(3)(ⅱ)b.-⑬ を工事の計画の「原子炉格納施設」のうち「圧力低減設備その他の安全設備」に整理しており整合している。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

設置変更許可申請書（本文）

ﾘ-62

考

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

窒素供給装置用電源車
ﾘ(3)(ⅱ)b.-⑭（「リ(3)(ⅱ)ｄ．水素爆発による原子炉
格納容器の破損を防止するための設備」と兼用）

ｈ．窒素供給装置用電源車
第 9.9－1 表 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の主要機器仕様に記載する。

工事の計画 該当事項
【非常用電源設備】
（要目表）

整 合 性

備

「窒素供給装置用電源
車」は，設置変更許可
申請書（本文）における ﾘ(3)(ⅱ)b.-⑭ を工事の計画の「非常用電源設備」のうち「非常用発電装置」に整理しており整合している。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

設置変更許可申請書（本文）

ﾘ-63

考

設置変更許可申請書（本文）NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2ｃ．原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設
備
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（以下「ペデスタル（ドライウェル部）」という。）に落下した炉心を冷却するために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。
ﾘ(3)(ⅱ)c.-①ペデスタル（ドライウェル部）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，溶融炉心が原子炉格納容器バウンダリに接触することを防止する。

ペデスタル（ドライウェル部）の溶融炉心を冷却するための設備のうち，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できるよう，ペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉心の冷却を行
うための設備として，格納容器下部注水系（常設）及び格納容器下部注水系（可搬型）を設ける。また，溶融炉
心がペデスタル（ドライウェル部）に落下するまでに，
ペデスタル（ドライウェル部）にあらかじめ十分な水位を確保し，落下した溶融炉心の冷却が可能な設計とする。なお，格納容器下部注水系（常設）によるペデスタ
ル（ドライウェル部）への注水及び格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）への注
水と合わせて，溶融炉心が原子炉圧力容器からペデスタ
ル（ドライウェル部）へ落下する場合に，溶融炉心とペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートの相互作用による侵食及び溶融炉心からペデスタル（ドライウェル
部）のコンクリートへの熱影響を抑制するため，ペデスタル（ドライウェル部）にコリウムシールドを設ける。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
9.8 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設
備
9.8.1 概要
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（以下「ペデスタル（ドライウェル部）」という。）に落下した炉心を冷却するために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。
ペデスタル（ドライウェル部）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，溶融炉心が原子炉格納容器バウンダ
リに接触することを防止する。
＜中略＞
9.8.2 設計方針
ペデスタル（ドライウェル部）の溶融炉心を冷却するための設備のうち，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できるよう，ペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉心の冷却を行
うための設備として，格納容器下部注水系（常設）及び格納容器下部注水系（可搬型）を設ける。また，溶融炉
心がペデスタル（ドライウェル部）に落下するまでに，
ペデスタル（ドライウェル部）にあらかじめ十分な水量を確保し，落下した溶融炉心の冷却が可能な設計とする。なお，格納容器下部注水系（常設）によるペデスタ
ル（ドライウェル部）への注水及び格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）への注
水と合わせて，溶融炉心が原子炉圧力容器からペデスタ
ル（ドライウェル部）へ落下する場合に，溶融炉心とペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートの相互作用による侵食及び溶融炉心からペデスタル（ドライウェル
部）のコンクリートへの熱影響を抑制するため，ペデスタル（ドライウェル部）にコリウムシールドを設ける。

工事の計画 該当事項
【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3.2.6 格納容器下部注水系
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，ペデスタル（ドライウェル部）に落下した炉心を冷却するために必要な重大事故等対処設備として，格納容器下部注水系（常設）及び格納容器下部注水系（可搬型）を設ける設計とする。ﾘ(3)(ⅱ)c.-①また，溶融炉心がペデスタル（ドライウェル部）に落下するまでに，ペデスタル（ドライウェ
ル部）にあらかじめ十分な水位を確保し，落下した溶融
炉心の冷却が可能な設計とする。なお，格納容器下部注
水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水及び格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタ
ル（ドライウェル部）への注水と合わせて，溶融炉心が原子炉圧力容器からペデスタル（ドライウェル部）へ落下する場合に，溶融炉心とペデスタル（ドライウェル
部）のコンクリートの相互作用による侵食及び溶融炉心からペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートへの熱影響を抑制するため，ペデスタル（ドライウェル部）にコリウムシールドを設ける設計とする。

整 合 性

備

工事の計画のﾘ(3)(ⅱ)
c. -① は，設置変更許可申請書（本文）の ﾘ(3)(ⅱ)c.-①と文章表
現は異なるが，内容に相違はないため整合している。

【66 条 1】

【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3.2.7 ペデスタル排水系
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，ペデスタル（ドライウェル部）に落下した炉心を冷却するために必要な重大事故等対処設備として，ペデスタル排水系を設ける設計とする。
ペデスタル排水系は，ドライウェル圧力高信号及び原
子炉水位異常低下信号（レベル１）により，ペデスタル（ドライウェル部）内へ流入する配管に対してペデスタ
ル（ドライウェル部）外側に設置した制限弁を自動閉止
し，ペデスタル（ドライウェル部）への流入水を制限するとともに，格納容器床ドレンサンプ内に流入した水を格納容器床ドレンサンプ導入管より流出させ，格納容器
床ドレンサンプスリット及び排水配管を経由してサプレッション・チェンバへ排水することにより，必要な水位を維持できる設計とする。また，ペデスタル（ドライウ
ェル部）内の水位が 1.2 m を超えた場合には，格納容器
床ドレンサンプ導入管と併せて格納容器機器ドレンサン
プ導入管より流出させ，格納容器機器ドレンサンプスリット及び排水配管を経由してサプレッション・チェンバへ排水することができる設計とする。
格納容器床ドレンサンプ導入管は，ペデスタル（ドライウェル部）内の水位を常時 1 m に維持するため，格納容器床ドレンサンプ底部から高さが 1 m の設計とする。
また，格納容器機器ドレンサンプ導入管は，ペデスタル

考【66 条 42】【66 条 43】【66 条 44】

ﾘ-64

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項
（ドライウェル部）内の水位が 1.2 m 以上であるときに，格納容器床ドレンサンプ導入管と併せてペデスタル（ドライウェル部）より排水するため，格納容器床ドレンサ
ンプ底部から高さが 1.2 m の設計とする。格納容器床ド
レンサンプ導入管及び格納容器機器ドレンサンプ導入管は，サイフォン効果を除去し，意図した水位で排水を停止するため，頂部付近に空気抜き孔を有する設計とする。
原子炉圧力容器破損前までに想定される落下物により，格納容器床ドレンサンプ導入管及び格納容器機器ド
レンサンプ導入管が損傷することを防止するため，格納容器床ドレンサンプ導入管カバー及び格納容器機器ドレ
ンサンプ導入管カバーを設ける設計とする。また，格納容器床ドレンサンプ導入管カバー及び格納容器機器ドレ
ンサンプ導入管カバーは，異物による排水機能への悪影
響を防止するため，異物混入防止機能を有する設計とする。
原子炉圧力容器破損時にペデスタル（ドライウェル部）に落下したデブリが，格納容器床ドレンサンプ及び格納容器機器ドレンサンプの排水流路を通じてサプレッ
ション・チェンバへ移行することを防止するため，格納容器床ドレンサンプスリット及び格納容器機器ドレンサ
ンプスリット（高さ
mm，幅
mm，厚さ
mm，材料
ステンレス鋼）は，流入したデブリの冷却及び凝固停止を促進する設計とする。
原子炉圧力容器破損後のペデスタル水のサプレッショ
ン・チェンバへの流出を防止するため，ベント管に接続する格納容器床ドレン排水弁及び格納容器機器ドレン排水弁は，原子炉圧力容器破損前のペデスタル（ドライウ
ェル部）への注水により一旦水位を上昇させ，その後の排水によりペデスタル（ドライウェル部）の水位が 1 m まで低下する時間を考慮し，自動閉止する設計とする。
自主対策設備であるペデスタル排水系に設置する安全弁は，排水流路の上部から分岐した配管に設置すること
により，排水性に悪影響を及ぼさない設計とする。また，安全弁はペデスタル排水系と同等の設計とし，ペデスタル排水系に対して悪影響を及ぼさない設計とする。

整 合 性

備

考

【66 条 45】【66 条 45-1】【66 条 45-2】【66 条 46】

ﾘ-65

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項(a) ペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉心の冷却に用いる設備(a-1) 格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水
ペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉心の冷却を行うための重大事故等対処設備として，格納容器
下部注水系（常設）は，常設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡水貯槽の水を格納容器下部注水系を経由してペデスタル（ドライウェル部）へ注水し，溶融炉心が落下するまでにペデスタル（ドライウェル部）にあらかじ
め十分な水位を確保するとともに，落下した溶融炉心を冷却できる設計とする。

(1) ペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉心の冷却に用いる設備
ａ．格納容器下部注水系（常設）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水
ペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉心の冷却を行うための重大事故等対処設備として，格納容器
下部注水系（常設）を使用する。
格納容器下部注水系（常設）は，常設低圧代替注水系
ポンプ，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，常設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡水貯槽の水を格納容器下部注水系を経由してペデスタル（ドライウェル部）
へ注水し，溶融炉心が落下するまでにペデスタル（ドライウェル部）にあらかじめ十分な水位を確保するとともに，落下した溶融炉心を冷却できる設計とする。

【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3.2.6 格納容器下部注水系(1) 常設低圧代替注水系ポンプによるペデスタル（ドライウェル部）への注水
ペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉心の冷却を行うための重大事故等対処設備として，格納容器
下部注水系（常設）は，常設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡水貯槽の水を格納容器下部注水系配管等を経由してペデスタル（ドライウェル部）へ注水し，溶融炉心が落下するまでにペデスタル（ドライウェル部）にあらかじめ十分な水位を確保するとともに，落下した溶融
炉心を冷却できる設計とする。

格納容器下部注水系（常設）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源
設備からの給電が可能な設計とする。

格納容器下部注水系（常設）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源
設備からの給電が可能な設計とする。

格納容器下部注水系（常設）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源
設備からの給電が可能な設計とする。

【66 条 3】

また，コリウムシールドは，溶融炉心がペデスタル（ドライウェル部）へと落下した場合において，溶融炉
心とペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートの相互作用による侵食及び溶融炉心からペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートへの熱影響を抑制する設計とする。

また，コリウムシールドは，溶融炉心がペデスタル（ドライウェル部）へと落下した場合において，溶融炉
心とペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートの相互作用による侵食及び溶融炉心からペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートへの熱影響を抑制する設計と
する。
＜中略＞

コリウムシールドは，溶融炉心がペデスタル（ドライウェル部）へと落下した場合において，溶融炉心とペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートの相互作用による侵食及び溶融炉心からペデスタル（ドライウェル
部）のコンクリートへの熱影響を抑制するため，寸法が高さ 1.88 m，厚さ 0.15 m，材料がジルコニア（ZrO２），
個数が 1 個の設計とする。なお，コリウムシールドは，耐震性を有する設計とする。
原子炉格納容器安全設備のうち，代替淡水貯槽を水源とする原子炉格納容器安全設備のポンプは，代替淡水貯槽の圧力及び温度により，想定される最も小さい有効吸込水頭においても，正常に機能する能力を有する設計とする。

【66 条 4】(a-2) 格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水
ペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉心の冷却を行うための重大事故等対処設備として，格納容器
下部注水系（可搬型）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格納容器下部注水系を経由してペデスタル（ドライウェル部）へ注水し，溶融炉心が落下するまでにペデスタル（ドライウェル部）にあｂ．格納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル（ドライウェル部）への注水
ペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉心の冷却を行うための重大事故等対処設備として，格納容器
下部注水系（可搬型）を使用する。
格納容器下部注水系（可搬型）は，可搬型代替注水中型ポンプ，配管・ホース・弁類，計測制御装置等で構成
し，可搬型代替注水中型ポンプにより，西側淡水貯水設

整 合 性

備

考

【66 条 2】【54 条 109】

【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3.2.6 格納容器下部注水系(2) 可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型
ポンプによるペデスタル（ドライウェル部）への注水
ペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶融炉心の冷却を行うための重大事故等対処設備として，格納容器
下部注水系（可搬型）は，可搬型代替注水中型ポンプ（直列 2 台）により，西側淡水貯水設備の水を建屋内にあらかじめ敷設した格納容器下部注水系配管等を経由してペデスタル（ドライウェル部）へ注水し，溶融炉心が【66 条 7】

ﾘ-66

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

設置変更許可申請書（本文）
らかじめ十分な水位を確保するとともに，落下した溶融
炉心を冷却できる設計とする。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
備又は代替淡水源（代替淡水貯槽を除く）の水を格納容器下部注水系を経由してペデスタル（ドライウェル部）
へ注水し，溶融炉心が落下するまでにペデスタル（ドライウェル部）にあらかじめ十分な水位を確保するとともに，落下した溶融炉心を冷却できる設計とする。

工事の計画 該当事項
落下するまでにペデスタル（ドライウェル部）にあらか
じめ十分な水位を確保するとともに，落下した溶融炉心を冷却できる設計とする。

また，可搬型代替注水大型ポンプにより，代替淡水貯槽の水を格納容器下部注水系を経由してペデスタル（ドライウェル部）へ注水し，溶融炉心が落下するまでにペデスタル（ドライウェル部）にあらかじめ十分な水位を確保するとともに，落下した溶融炉心を冷却できる設計とする。

また，可搬型代替注水大型ポンプ，配管・ホース・弁類，計測制御装置等で構成し，可搬型代替注水大型ポン
プにより，代替淡水源（代替淡水貯槽を除く）の水を格
納容器下部注水系を経由してペデスタル（ドライウェル部）へ注水し，溶融炉心が落下するまでにペデスタル（ドライウェル部）にあらかじめ十分な水位を確保するとともに，落下した溶融炉心を冷却できる設計とする。
なお，代替淡水貯槽からも取水できる設計とする。

また，可搬型代替注水大型ポンプにより，代替淡水貯槽の水を建屋内にあらかじめ敷設した格納容器下部注水系配管等を経由してペデスタル（ドライウェル部）へ注
水し，溶融炉心が落下するまでにペデスタル（ドライウ
ェル部）にあらかじめ十分な水位を確保するとともに，落下した溶融炉心を冷却できる設計とする。
＜中略＞

ﾘ(3)(ⅱ)c.(a)-①格納容器下部注水系（可搬型）は，代替淡水源が枯渇した場合において，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより海を利用できる設計とする。

格納容器下部注水系（可搬型）は，代替淡水源（代替淡水貯槽を除く）が枯渇した場合において，重大事故等の収束に必要となる水の供給設備である可搬型代替注水
中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより海を利用できる設計とする。

【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3.7.1 重大事故等の収束に必要となる水源＜中略＞
ﾘ(3)(ⅱ)c.(a)-①海は，想定される重大事故等時において，淡水が枯渇した場合に，代替淡水貯槽又は西側淡水貯水設備へ水を供給するための水源であるとともに，原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器へのスプレ
イに使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である低圧代替注水系（可搬型），代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）及び格納容器下部注水系（可搬型）の水源として，また，原子炉建屋放水設備の水源として利用できる設計とする。

整 合 性

備

考

【66 条 7】工事の計画のﾘ(3)(ⅱ)c.(a)-①は，設置変更
許可申請書（本文）のﾘ(3)(ⅱ)c.(a)-①を具体的に記載しており整合している。

【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3.7.2 代替水源供給設備＜中略＞
ﾘ(3)(ⅱ)c.(a)-①また，淡水が枯渇した場合に，重大事故等の収束に必要な水源である代替淡水貯槽へ海水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替
注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，海水を代替淡水貯槽へ供給できる設計とする。
＜中略＞
ﾘ(3)(ⅱ)c.(a)-①また，淡水が枯渇した場合に，重大事故等の収束に必要な水源である西側淡水貯水設備へ海水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型
代替注水大型ポンプは，海水を西側淡水貯水設備へ供給できる設計とする。
＜中略＞【71 条 11】【71 条 12】【71 条 13】

ﾘ-67

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

格納容器下部注水系（可搬型）は，代替所内電気設備を経由した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の給電が可能な設計とする。また，可搬型代
替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式のディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。

格納容器下部注水系（可搬型）は，代替所内電気設備を経由した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の給電が可能な設計とする。また，可搬型代
替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式のディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。燃料は，燃料給油設備である可搬型設備用軽油タン
ク及びタンクローリにより補給できる設計とする。

また，コリウムシールドは，溶融炉心がペデスタル（ドライウェル部）へ落下した場合において，溶融炉心とペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートの相互作用による侵食及び溶融炉心からペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートへの熱影響を抑制できる設計とする。

また，コリウムシールドは，溶融炉心がペデスタル（ドライウェル部）へ落下した場合において，溶融炉心とペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートの相互作用による侵食及び溶融炉心からペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートへの熱影響を抑制できる設計と
する。
＜中略＞

(b) 溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止に用いる設備(b-1) 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）の床面への落下を遅延・防止するための重大事故等対処設備として，低圧代替注水系（常設）を使用する。なお，この場合は，ほう酸水注入
系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入と並行して行う。

(2) 溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下遅延・防止に用いる設備
ａ．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）の床面への落下を遅延・防止するための重大事故等対処設備として，低圧代替注水系（常設）を使用する。なお，この場合は，ほう酸水注入
系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入と並行して行う。

工事の計画 該当事項
【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3.2.6 格納容器下部注水系(2) 可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型
ポンプによるペデスタル（ドライウェル部）への注水＜中略＞
格納容器下部注水系（可搬型）は，代替所内電気設備を経由した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の給電が可能な設計とする。また，可搬型代
替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式のディーゼルエンジンにより駆動できる設計とす
る。

整 合 性

備

考

【66 条 8】

コリウムシールドは，溶融炉心がペデスタル（ドライウェル部）へと落下した場合において，溶融炉心とペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートの相互作用による侵食及び溶融炉心からペデスタル（ドライウェル
部）のコンクリートへの熱影響を抑制するため，寸法が高さ 1.88 m，厚さ 0.15 m，材料がジルコニア（ZrO２），
個数が 1 個の設計とする。なお，コリウムシールドは，耐震性を有する設計とする。
原子炉格納容器安全設備のうち，代替淡水貯槽，西側
淡水貯水設備，ＳＡ用海水ピットを水源とする原子炉格
納容器安全設備のポンプは，代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備，ＳＡ用海水ピットの圧力及び温度により，想定される最も小さい有効吸込水頭においても，正常に機能する能力を有する設計とする。

【66 条 11】【54 条 109】

【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3.2.9 低圧代替注水系(1) 低圧代替注水系（常設）による原子炉注水
炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉心のペデス
タル（ドライウェル部）の床面への落下を遅延・防止するための重大事故等対処設備として，低圧代替注水系（常設）を設ける設計とする。なお，この場合は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入と並行して行う。

工事の計画の「設ける」は，設置変更許可
申請書（本文）の「使用する」と文章表現は異なるが，内容に相違はないため整合してい
る。

ﾘ-68

【66 条 14】

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

本系統の詳細については，「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(c) 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」に記載する。

本系統の詳細については，「5.9 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」に記載する。

(b-2) 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）の床面への落下を遅延・防止するための重大事故等対処設備として，低圧代替注水系（可搬型）を使用する。なお，この場合は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入と並行して行う。

ｂ．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）の床面への落下を遅延・防止するための重大事故等対処設備として，低圧代替注水系（可搬型）を使用する。なお，この場合は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入と並行して行う。

本系統の詳細については，「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(c) 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」に記載する。

本系統の詳細については，「5.9 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」に記載する。

(b-3) 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）の床面への落下を遅延・防止するための重大事故等対処設備として，高圧代替注水系を使用する。なお，この場合は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入と並行して行う。

ｃ．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）の床面への落下を遅延・防止するための重大事故等対処設備として，高圧代替注水系を使用する。なお，この場合は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入と並行して行う。

本系統の詳細については，「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(a) 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」に記載する。

本系統の詳細については，「5.7 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」に記載する。

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

考

設置変更許可申請書「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(c)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」に示す。
【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3.2.9 低圧代替注水系(2) 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水【66 条 18】

炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉心のペデス
タル（ドライウェル部）の床面への落下を遅延・防止するための重大事故等対処設備として，低圧代替注水系（可搬型）を設ける設計とする。なお，この場合は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入と並行して行う。

設置変更許可申請書「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(c)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」に示す。

【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3.2.8 高圧代替注水系
炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉心のペデス
タル（ドライウェル部）の床面への落下を遅延・防止するための重大事故等対処設備として，高圧代替注水系を設ける設計とする。なお，この場合は，ほう酸水注入系
による原子炉圧力容器へのほう酸水注入と並行して行う。

工事の計画の「設ける」は，設置変更許可
申請書（本文）の「使用する」と文章表現は異なるが，内容に相違はないため整合している。

設置変更許可申請書「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(a)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」に示す。

ﾘ-69【66 条 25】

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項(b-4) 代替循環冷却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）の床面への落下を遅延・防止するための重大事故等対処設備として，代替循環冷却系を使用する。なお，この場合は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入と並行して行う。

ｄ．代替循環冷却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）の床面への落下を遅延・防止するための重大事故等対処設備として，代替循環冷却系を使用する。なお，この場合は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入と並行して行う。

本系統の詳細については，「リ(3)(ⅱ)ｂ．原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備」に記載する。

本系統の詳細については，「9.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備」に記載する。

(b-5) ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸
水注入
炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉心のペデス
タル（ドライウェル部）の床面への落下を遅延・防止するための重大事故等対処設備として，ほう酸水注入系を使用する。なお，この場合は，低圧代替注水系（常設），
低圧代替注水系（可搬型），代替循環冷却系及び高圧代替
注水系のいずれかによる原子炉圧力容器への注水と並行して行う。

ｅ．ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入
炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉心のペデス
タル（ドライウェル部）の床面への落下を遅延・防止するための重大事故等対処設備として，ほう酸水注入系を使用する。なお，この場合は，低圧代替注水系（常設），
低圧代替注水系（可搬型），代替循環冷却系及び高圧代替
注水系のいずれかによる原子炉圧力容器への注水と並行して行う。

本系統の詳細については，「ヘ(5)( ) 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」に記載する。

本系統の詳細については，「6.7 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」に記載する。

常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備及び代替所内電気設備については，「ヌ(2)(ⅳ) 代替電源設
備」に記載する。

＜中略＞
常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，代替所内電気設備及び燃料給油設備については，「10.2 代
替電源設備」に記載する。

工事の計画 該当事項
【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3.2.5 代替循環冷却系
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に必要な重大事
故等対処設備のうち，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の設備及び炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融
炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下を遅延・防止するための重大事故等対処設備として，代替
循環冷却系を設ける設計とする。なお，溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への落下を遅延・防止
する場合は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入と並行して行う。

整 合 性

備

考

工事の計画の「設ける」は，設置変更許可
申請書（本文）の「使用する」と文章表現は異なるが，内容に相違はないため整合している。

【65 条 1】【66 条 29】

設置変更許可申請書「リ(3)(ⅱ)ｂ．原子炉
格納容器の過圧破損を防止するための設備」に示す。

【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3.2.3 ほう酸水注入系
炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉心のペデス
タル（ドライウェル部）の床面への落下を遅延・防止するための重大事故等対処設備として，ほう酸水注入系を設ける設計とする。なお，この場合は，低圧代替注水系（常設），低圧代替注水系（可搬型），代替循環冷却系及び高圧代替注水系のいずれかによる原子炉圧力容器への注水と並行して行う。

【66 条 38】

設置変更許可申請書「ヘ(5)( ) 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」に示す。

設置変更許可申請書「ヌ(2)(ⅳ) 代替電源設備」に示す。

ﾘ-70NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

設置変更許可申請書（本文）

格納容器下部注水系（常設）及び格納容器下部注水系（可搬型）は，共通要因によって同時に機能を損なわないよう，格納容器下部注水系（常設）の常設低圧代替注
水系ポンプを代替所内電気設備を経由した常設代替交流
電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電による電動機駆動とし，格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプを
空冷式のディーゼルエンジンによる駆動とすることで，多様性を有する設計とする。
格納容器下部注水系（常設）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能とすることで，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の給電による遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。また，格納容器下部注水系（常設）の電動弁は，代替所内電気設備を経由して給電する系統において，独立した電路で系統構成することにより，独立性を有する設計とする。
また，格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注
水中型ポンプは，西側淡水貯水設備を水源とすること
で，代替淡水貯槽を水源とする格納容器下部注水系（常設）に対して，異なる水源を有する設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプは，常設低圧代替注水系格
納槽内に設置し，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型
代替注水大型ポンプは常設低圧代替注水系格納槽から離れた屋外に分散して保管することで，共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
格納容器下部注水系（可搬型）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能とすることで，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の給電による遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。また，格納容器下部注水系（可搬型）の電動弁は，代替所内電気設
備を経由して給電する系統において，独立した電路で系統構成することにより，独立性を有する設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの接続口は，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，位置的分散を図った複数箇所に設置する設計とする。
これらの多様性及び系統の独立性並びに位置的分散によって，格納容器下部注水系（常設）及び格納容器下部
注水系（可搬型）は，互いに重大事故等対処設備としての独立性を有する設計とする。
電源設備の多重性又は多様性及び独立性，位置的分散については「ヌ(2)(ⅳ) 代替電源設備」に記載する。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
9.8.2.1 多重性又は多様性及び独立性，位置的分散
基本方針については，「1.1.7.1 多様性，位置的分散，悪影響防止等」に示す。
格納容器下部注水系（常設）及び格納容器下部注水系（可搬型）は，共通要因によって同時に機能を損なわないよう，格納容器下部注水系（常設）の常設低圧代替注
水系ポンプを代替所内電気設備を経由した常設代替交流
電源設備及び可搬型代替交流電源設備からの給電による電動機駆動とし，格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプを
空冷式のディーゼルエンジンによる駆動とすることで，多様性を有する設計とする。
格納容器下部注水系（常設）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能とすることで，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の給電による遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。また，格納容器下部注水系（常設）の電動弁は，代替所内電気設備を経由して給電する系統において，独立した電路で系統構成することにより，独立性を有する設計とする。
また，格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注
水中型ポンプは，西側淡水貯槽設備を水源とすること
で，代替淡水貯槽を水源とする格納容器下部注水系（常設）に対して，異なる水源を有する設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプは，常設低圧代替注水系格
納槽内に設置し，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型
代替注水大型ポンプは常設低圧代替注水系格納槽から離れた屋外に分散して保管することで，共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
格納容器下部注水系（可搬型）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能とすることで，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の給電による遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。また，格納容器下部注水系（可搬型）の電動弁は，代替所内電気設
備を経由して給電する系統において，独立した電路で系統構成することにより，独立性を有する設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプの接続口は，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，位置的分散を図った複数箇所に設置する設計とする。
これらの多様性及び系統の独立性並びに位置的分散によって，格納容器下部注水系（常設）及び格納容器下部
注水系（可搬型）は，互いに重大事故等対処設備としての独立性を有する設計とする。
電源設備の多重性又は多様性及び独立性，位置的分散については「10.2 代替電源設備」に記載する。
＜中略＞

工事の計画 該当事項
【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3.2.6 格納容器下部注水系(3) 多重性又は多様性及び独立性，位置的分散
格納容器下部注水系（常設）及び格納容器下部注水系（可搬型）は，共通要因によって同時に機能を損なわないよう，格納容器下部注水系（常設）の常設低圧代替注
水系ポンプを代替所内電気設備を経由した常設代替交流
電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電による電動機駆動とし，格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプを
空冷式のディーゼルエンジンによる駆動とすることで，多様性を有する設計とする。
格納容器下部注水系（常設）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能とすることで，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の給電による遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。また，格納容器下部注水系（常設）の電動弁は，代替所内電気設備を経由して給電する系統において，独立した電路で系統構成することにより，独立性を有する設計とする。
また，格納容器下部注水系（可搬型）の可搬型代替注
水中型ポンプは，西側淡水貯水設備を水源とすること
で，代替淡水貯槽を水源とする格納容器下部注水系（常設）に対して，異なる水源を有する設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプは，常設低圧代替注水系格
納槽内に設置し，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型
代替注水大型ポンプは常設低圧代替注水系格納槽から離れた屋外に分散して保管することで，共通要因によって同時に機能を損なわないよう位置的分散を図る設計とする。
格納容器下部注水系（可搬型）の電動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能とすることで，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の給電による遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。また，格納容器下部注水系（可搬型）の電動弁は，代替所内電気設
備を経由して給電する系統において，独立した電路で系統構成することにより，独立性を有する設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポン
プの接続口は，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，位置的分散を図った複数箇所に設置す
る設計とする。
これらの多様性及び系統の独立性並びに位置的分散によって，格納容器下部注水系（常設）及び格納容器下部
注水系（可搬型）は，互いに重大事故等対処設備としての独立性を有する設計とする。

整 合 性

備

考

【66 条 41】

設置変更許可申請書「ヌ(2)(ⅳ) 代替電源設備」に示す。

ﾘ-71

設置変更許可申請書（本文）［常設重大事故等対処設備］
格納容器下部注水系（常設）
常設低圧代替注水系ポンプ
ﾘ(3)(ⅱ)c.-②（「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(c) 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」他と兼用）・設置変更許可申請書（本文十号）では，常設低圧代
替注水系ポンプの容量に対して，格納容器下部注水系（常設）の注水流量を同量としており整合している。そのため，工事の計画で使用している常設低圧
代替注水系ポンプの容量は，設置変更許可申請書（本文十号）で使用している解析条件に包絡される。

工事の計画 該当事項
【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。）】（要目表）
ﾘ(3)(ⅱ)c.-②

整 合 性

備

「常設低圧代替注水系
ポンプ」は，設置変更
許可申請書（本文）における ﾘ(3)(ⅱ)c.-②
を工事の計画の主たる登録先として「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」に整理し，工事の計画の ﾘ(3)(ⅱ)c.-②
は，設置変更許可申請書（本文）のﾘ(3)(ⅱ)
c. -② と同義であり整合している。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2（本文十号）
格納容器下部注水系（常設）
ペデスタル（ドライウェル部）への注水流量 80m3／h
・記載箇所
ハ(2)(ⅱ)c.(b)(b-10)

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
第 9.8－1 表 原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備の主要機器仕様(1) 格納容器下部注水系（常設）ａ．常設低圧代替注水系ポンプ
第 5.9－1 表 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の主要機器仕様に記載
する。

ﾘ-72

考

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

ﾘ(3)(ⅱ)c.-②

ﾘ-73

考

設置変更許可申請書（本文）コリウムシールド
材
料
高
さ
厚
さ

ジルコニア（ZrO２）
約 1.88 m
約 0.15 m

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2（本文十号）
コリウムシールドは，材料をジルコニア耐熱材とする。
・記載箇所
ハ(2)(ⅱ)c.(b)(b-15)

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項(3) コリウムシールド
材料
ジルコニア（ＺｒＯ２）
高さ
約1.88m厚さ
約 0.15m

・設置変更許可申請書（本文十号）で使用している
コリウムシールドの材料は，工事の計画で使用しているコリウムシールドの材料と整合しており，
設置変更許可申請書（本文十号）で使用している
解析条件に包絡されている。

工事の計画 該当事項
【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3.2.6 格納容器下部注水系(1) 常設低圧代替注水系ポンプによるペデスタル（ドライウェル部）への注水＜中略＞
コリウムシールドは，溶融炉心がペデスタル（ドライウェル部）へと落下した場合において，溶融炉心とペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートの相互作用による侵食及び溶融炉心からペデスタル（ドライウェル
部）のコンクリートへの熱影響を抑制するため，寸法が高さ 1.88 m，厚さ 0.15 m，材料がジルコニア（ZrO２），
個数が 1 個の設計とする。なお，コリウムシールドは，耐震性を有する設計とする。
＜中略＞

整 合 性

備

考

【66 条 4】【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3.2.6 格納容器下部注水系(2) 可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型
ポンプによるペデスタル（ドライウェル部）への注水＜中略＞
コリウムシールドは，溶融炉心がペデスタル（ドライウェル部）へと落下した場合において，溶融炉心とペデスタル（ドライウェル部）のコンクリートの相互作用による侵食及び溶融炉心からペデスタル（ドライウェル
部）のコンクリートへの熱影響を抑制するため，寸法が高さ 1.88 m，厚さ 0.15 m，材料がジルコニア（ZrO２），
個数が 1 個の設計とする。なお，コリウムシールドは，耐震性を有する設計とする。
＜中略＞【66 条 11】

ﾘ-74

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

高圧代替注水系
常設高圧代替注水系ポンプ
ﾘ(3)(ⅱ)c.-③（「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(a) 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」と兼用）(4) 高圧代替注水系
ａ．常設高圧代替注水系ポンプ
第 5.7－1 表 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の主要機器仕様に記載する。

工事の計画 該当事項
【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。）】（要目
表）

整 合 性

備

ﾘ(3)(ⅱ)c.-③

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

設置変更許可申請書（本文）

ﾘ(3)(ⅱ)c.-③「常設高圧代替注水系
ポンプ」は，設置変更
許可申請書（本文）における ﾘ(3)(ⅱ)c.-③
を工事の計画の主たる登録先として「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」に整理し，工事の計画の ﾘ(3)(ⅱ)c.-③
は，設置変更許可申請書（本文）のﾘ(3)(ⅱ)
c. -③ と同義であり整合している。

ﾘ-75

考設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

代替循環冷却系
代替循環冷却系ポンプ
ﾘ(3)(ⅱ)c.-④（「リ(3)(ⅱ)ｂ．原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備」他と兼用）(5) 代替循環冷却系
ａ．代替循環冷却系ポンプ
第 9.7－1 表 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備の主要機器仕様に記載する。

工事の計画 該当事項
【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。）】（要目表）
ﾘ(3)(ⅱ)c.-④

整 合 性

備

「代替循環冷却系ポン
プ」は，設置変更許可
申請書（本文）における ﾘ(3)(ⅱ)c.-④ を工事の計画の主たる登録先として「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」に整理し，工事の計画のﾘ(3)(ⅱ)c.-④ は，設
置変更許可申請書（本文）の ﾘ(3)(ⅱ)c.-④と同義であり整合している。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

設置変更許可申請書（本文）

ﾘ(3)(ⅱ)c.-④

ﾘ-76

考

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

ほう酸水注入系
ほう酸水注入ポンプ
ﾘ(3)(ⅱ)c.-⑤（「ヘ(4) 非常用制御設備」他と兼用）(6) ほう酸水注入系
ａ．ほう酸水注入ポンプ
第 6.1.2－2 表 ほう酸水注入系の主要仕様に記載する。

工事の計画 該当事項
【計測制御系統施設】（要目表）

整 合 性

備

ﾘ(3)(ⅱ)c.-⑤

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2「ほう酸水注入ポン
プ」は，設置変更許可
申請書（本文）における ﾘ(3)(ⅱ)c.-⑤ を工事の計画の主たる登録先として「計測制御系
統施設」のうち「ほう酸水注入設備」に整理し，工事の計画のﾘ(3)(ⅱ)c.-⑤ は，設置変更許可申請書（本文）の ﾘ(3)(ⅱ)c.-⑤ と同義であり整合している。

ﾘ(3)(ⅱ)c.-⑤

ﾘ-77

考

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

ほう酸水貯蔵タンク
ﾘ(3)(ⅱ)c.-⑥（「ヘ(4) 非常用制御設備」他と兼用）

ｂ．ほう酸水貯蔵タンク
第 6.1.2－2 表 ほう酸水注入系の主要仕様に記載する。

工事の計画 該当事項
【計測制御系統施設】（要目表）

整 合 性

備

ﾘ(3)(ⅱ)c.-⑥

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2「ほう酸水貯蔵タン
ク」は，設置変更許可
申請書（本文）における ﾘ(3)(ⅱ)c.-⑥ を工事の計画の主たる登録先として「計測制御系
統施設」のうち「ほう酸水注入設備」に整理し，工事の計画のﾘ(3)(ⅱ)c.-⑥ は，設置変更許可申請書（本文）の ﾘ(3)(ⅱ)c.-⑥ と同義であり整合している。

ﾘ(3)(ⅱ)c.-⑥

ﾘ-78

考

設置変更許可申請書（本文）

工事の計画 該当事項
【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。）】（要目表）
ﾘ(3)(ⅱ)c.-⑦

整 合 性

備

「可搬型代替注水中型ポンプ」は，設置変更
許可申請書（本文）における ﾘ(3)(ⅱ)c.-⑦
を工事の計画の主たる登録先として「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」に整理し，工事の計画の ﾘ(3)(ⅱ)c.-⑦
は，設置変更許可申請書（本文）のﾘ(3)(ⅱ)
c. -⑦ と同義であり整合している。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2［可搬型重大事故等対処設備］
可搬型代替注水中型ポンプ
ﾘ(3)(ⅱ)c.-⑦（「ニ(3)(ⅱ) 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備」他と兼用）設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項＜中略＞(2) 格納容器下部注水系（可搬型）
ａ． 可搬型代替注水中型ポンプ
第 4.3－1 表 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備の主要機器仕様に記載する。

ﾘ-79

考

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

ﾘ(3)(ⅱ)c.-⑦

ﾘ-80

考

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
ｂ．可搬型代替注水大型ポンプ
第 4.3－1 表 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備の主要機器仕様に記載する。

工事の計画 該当事項
【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。）】（要目表）
ﾘ(3)(ⅱ)c.-⑧

整 合 性

備

「可搬型代替注水大型ポンプ」は，設置変更
許可申請書（本文）における ﾘ(3)(ⅱ)c.-⑧
を工事の計画の主たる登録先として「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」に整理し，工事の計画の ﾘ(3)(ⅱ)c.-⑧
は，設置変更許可申請書（本文）のﾘ(3)(ⅱ)
c. -⑧ と同義であり整合している。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

設置変更許可申請書（本文）
可搬型代替注水大型ポンプ
ﾘ(3)(ⅱ)c.-⑧（「ニ(3)(ⅱ) 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備」他と兼用）

ﾘ-81

考

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

設置変更許可申請書（本文）

ﾘ(3)(ⅱ)c.-⑧

ﾘ-82

考

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

設置変更許可申請書（本文）

ﾘ-83

考

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

ｄ． 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

9. 原子炉格納施設
9.9 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
9.9.1 概要

【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3. 圧力低減設備その他の安全設備
3.4 可燃性ガス濃度制御設備
3.4.3 窒素ガス代替注入系＜中略＞
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 ﾘ(3)(ⅱ)d.-①ために必要な重大事故等対処設備のうち，原子炉格納容器内を不活性化するための設備として，窒素供給装置を設ける設計とする。
＜中略＞

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

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ﾘ(3)(ⅱ)d.-①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重大事故等対処設備を設置及び保管する。
水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備のうち，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できるよう，原子炉格納容器内を不活性化するための設備として，可搬型窒素供給装置を設ける。

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備のうち，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できるよう，原子炉格納容器内に滞留する水素及び酸素を大気へ排出するための設備として，格納容器圧力逃がし装置を設ける。

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重大事故等対処設備を設置及び保管する。
水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備の系統概要図を第 9.9－1 図から第 9.9－3 図に示す。
9.9.2 設計方針
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のうち，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できるよう，原子炉格納容器内を不活性化するための設備として，可搬型窒素供給装置を設ける。

【非常用電源設備】（基本設計方針）
2. 交流電源設備
2.5 窒素供給装置用電源車
窒素供給装置用電源車は，窒素供給装置用電源車 1 台
により，2 台の窒素供給装置に給電できる設計とする。

水素爆発による原子炉格納容器の破損を防止するための設備のうち，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できるよう，原子炉格納容器内に滞留する水素及び酸素を大気へ排出するための設備として，格納容器圧力逃がし装置を設ける。

【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3.6 圧力逃がし装置
3.6.1 格納容器圧力逃がし装置(2)格納容器圧力逃がし装置による水素排出＜中略＞
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できるように，原子炉格納容器内に滞留する水素及び酸素を大気へ排出するための設備として，格納容器圧力逃がし装置を設ける設計とする。
＜中略＞

整 合 性

備

考

工事の計画のﾘ(3)(ⅱ)
d. -① は，設置変更許可申請書（本文）の ﾘ(3)(ⅱ)d.-①と同義であり整合している。

【67 条 1】【63 条 12】【65 条 21】【67 条 6】【67 条 2】

ﾘ-84

設置変更許可申請書（本文）NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

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のうち，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ﾘ(3)(ⅱ)d.-②水素濃度を監視する設備として，水素濃度監視設備を設ける。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

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のうち，炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内の水素濃度を監視する設備として，水素濃度監視設備を設ける。

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内における水素爆発による破損を防止できるよう，発電用原子炉の運転中は，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設計とする。

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内における水素爆発による破損を防止できるよう，発電用原子炉の運転中は，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設計とする。

(a) 炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉格納容器
水素爆発防止(a-1) 可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器内の不活性化
ﾘ(3)(ⅱ)d.(a)(a-1)-①原子炉格納容器内を不活性化するための重大事故等対処設備として，可搬型窒素供給装
置は，原子炉格納容器内に窒素を供給することで，ジルコニウム－水反応及び水の放射線分解等により原子炉格
納容器内に発生する水素及び酸素の濃度を可燃限界未満にすることが可能な設計とする。

(1) 炉心の著しい損傷が発生した場合の原子炉格納容器
水素爆発防止ａ．可搬型窒素供給装置による原子炉格納容器内の不活性化
原子炉格納容器内を不活性化するための重大事故等対処設備として，可搬型窒素供給装置を使用する。
可搬型窒素供給装置は，窒素供給装置及び窒素供給装置用電源車で構成し，原子炉格納容器内に窒素を供給することで，ジルコニウム－水反応及び水の放射線分解等により原子炉格納容器内に発生する水素及び酸素の濃度を可燃限界未満にすることが可能な設計とする。
主要な設備は，以下のとおりとする。
・窒素供給装置
・窒素供給装置用電源車
・燃料給油設備（10.2 代替電源設備）＜中略＞

工事の計画 該当事項

【計測制御系統施設】（基本設計方針）
2. 計測装置等
2.1 計測装置
2.1.2 原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の計測
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のうち，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ﾘ(3)(ⅱ)d.-②水素濃度及び酸素濃度が変動する可能性のある範囲にわたり測定できる設
備として，格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内
酸素濃度（ＳＡ）を設ける設計とする。
＜中略＞

整 合 性

備

工事の計画のﾘ(3)(ⅱ)
d. -② は，設置変更許可申請書（本文）の ﾘ(3)(ⅱ)d.-②を具体的に記載しており，整合している。

【67 条 3】

【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3.5 原子炉格納容器調気設備
3.5.1 不活性ガス系＜中略＞
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できるように，発電用原子炉の運転中は，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設計とする。

3.4.3 窒素ガス代替注入系＜中略＞
ﾘ(3)(ⅱ)d.(a)(a-1)-①窒素供給装置は，窒素供給装置
用電源車から給電できる設計とし，原子炉格納容器内に窒素を供給することで，ジルコニウム－水反応及び水の放射線分解等により原子炉格納容器内に発生する水素及び酸素の濃度を可燃限界未満にできる設計とする。

考【67 条 4】工事の計画のﾘ(3)(ⅱ)d.(a)(a-1)-① は，設
置変更許可申請書（本文）の ﾘ(3)(ⅱ)d.(a)(a-1)-①と同義であり整合している。

ﾘ-85【67 条 5】

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項(a-2) 格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素及び酸素の排出

ｂ．格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納容器内の水素及び酸素の排出

原子炉格納容器内に滞留する水素及び酸素を大気へ排出するための重大事故等対処設備として，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，原子炉格納容器内雰囲気ガスを不活性ガス系等を経由して，フィルタ装置へ導き，放射性物質を低減させた
後に原子炉建屋原子炉棟屋上に設ける放出口から排出することで，排気中に含まれる放射性物質の環境への排出を低減しつつ，ジルコニウム－水反応及び水の放射線分解等により発生する原子炉格納容器内の水素及び酸素を大気に排出できる設計とする。

原子炉格納容器内に滞留する水素及び酸素を大気へ排出するための重大事故等対処設備として，格納容器圧力逃がし装置を使用する。
格納容器圧力逃がし装置は，フィルタ装置（フィルタ容器，スクラビング水，金属フィルタ，よう素除去部），
圧力開放板，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容
器内雰囲気ガスを不活性ガス系等を経由して，フィルタ装置へ導き，放射性物質を低減させた後に原子炉建屋原
子炉棟屋上に設ける放出口から排出することで，排気中に含まれる放射性物質の環境への排出を低減しつつ，ジルコニウム－水反応及び水の放射線分解等により発生す
る原子炉格納容器内の水素及び酸素を大気に排出できる設計とする。

＜中略＞
原子炉格納容器内に滞留する水素及び酸素を大気へ排出するための重大事故等対処設備として，格納容器圧力逃がし装置は，フィルタ装置（フィルタ容器，スクラビ
ング水，金属フィルタ，よう素除去部），圧力開放板，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内雰囲気ガス
を不活性ガス系等を経由して，フィルタ装置へ導き，放射性物質を低減させた後に原子炉建屋原子炉棟屋上に設ける放出口から排出（系統設計流量 13.4 kg/s（1 Pd において））することで，排気中に含まれる放射性物質の環境への排出を低減しつつ，ジルコニウム－水反応及び水の放射線分解等により発生する原子炉格納容器内の水素及び酸素を大気に排出できる設計とする。
＜中略＞

格納容器圧力逃がし装置は，排気中に含まれる可燃性ガスによる爆発を防ぐため，系統内を不活性ガス（窒素）で置換した状態で待機させ，ベント開始後においても不活性ガスで置換できる設計とし，排出経路に可燃性ガスが蓄積する可能性のある箇所にはベントラインを設
け，可燃性ガスを排出できる設計とすることで，系統内で水素濃度及び酸素濃度が可燃領域に達することを防止できる設計とする。

3.6.1 格納容器圧力逃がし装置(2) 格納容器圧力逃がし装置による水素排出＜中略＞
格納容器圧力逃がし装置は，排気中に含まれる可燃性ガスによる爆発を防ぐため，窒素ガス代替注入系により，系統内を不活性ガス（窒素）で置換した状態で待機させ，ベント開始後においても不活性ガスで置換できる設計とし，排出経路に可燃性ガスが蓄積する可能性のある箇所にはベントラインを設け，可燃性ガスを排出できる設計とすることで，系統内で水素濃度及び酸素濃度が可燃領域に達することを防止できる設計とする。

格納容器圧力逃がし装置は，排気中に含まれる可燃性ガスによる爆発を防ぐため，系統内を不活性ガス（窒素）で置換した状態で待機させ，ベント開始後においても不活性ガスで置換できる設計とし，排出経路に可燃性ガスが蓄積する可能性のある箇所にはベントラインを設
け，可燃性ガスを排出できる設計とすることで，系統内で水素濃度及び酸素濃度が可燃領域に達することを防止できる設計とする。

工事の計画 該当事項
3.6.1 格納容器圧力逃がし装置(2) 格納容器圧力逃がし装置による水素排出

整 合 性

備

考

【67 条 9】【67 条 10】

フィルタ装置は，排気中に含まれる粒子状放射性物
質，ガス状の無機よう素及び有機よう素を除去できる設計とする。また，無機よう素をスクラビング水中に捕集・保持するためにアルカリ性の状態（待機状態においてｐＨ13 以上）に維持する設計とする。

【67 条 9-1】

格納容器圧力逃がし装置使用時の排出経路に設置される隔離弁は，遠隔人力操作機構（個数 4）によって人力により容易かつ確実に操作が可能な設計とする。

【67 条 19】

排出経路に設置される隔離弁の電動弁については，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の給電により，中央制御室から操作が可能な設計とする。

【67 条 19-1】

格納容器圧力逃がし装置は，水の放射線分解により発生する水素がフィルタ装置内に蓄積することを防止する【67 条 22】

ﾘ-86

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項
ため，格納容器圧力逃がし装置使用後にフィルタ装置ス
クラビング水を移送ポンプ（容量 10 m3/h/個，揚程 40m，個数 1）によりサプレッション・チェンバへ移送できる設計とする。

整 合 性

備

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

格納容器圧力逃がし装置は，西側淡水貯水設備又は代替淡水貯槽から，可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型
代替注水大型ポンプによりフィルタ装置にスクラビング
水を補給できる設計とする。

排出経路における水素濃度を測定し，監視できるよう，水素が蓄積する可能性のある排出経路の配管頂部にフィルタ装置入口水素濃度を設ける。また，放射線量率を測定し，放射性物質濃度を推定できるよう，フィルタ装置出口配管にﾘ(3)(ⅱ)d.(a)(a-2)-①フィルタ装置出口
放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）を設ける。

排出経路における水素濃度を測定し，監視できるよう，水素が蓄積する可能性のある排出経路の配管頂部にフィルタ装置入口水素濃度を設ける。また，放射線量率を測定し，放射性物質濃度を推定できるよう，フィルタ装置出口配管にフィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）を設ける。

フィルタ装置入口水素濃度は，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給電が可能な設計とする。また，フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）は，常設代替直流電源設備又は可搬型代替直流電源設備から給電が可能な設計とする。

フィルタ装置入口水素濃度は，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給電が可能な設計とする。また，フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）は，常設代替直流電源設備又は可搬型代替直流電源設備から給電が可能な設計とする。
＜中略＞【67 条 23】

【計測制御系統施設】（基本設計方針）
2.1.3 格納容器フィルタベント設備排気経路内の水素濃度の計測
格納容器圧力逃がし装置の排出経路における水素濃度を測定し，監視できるよう，水素が蓄積する可能性のある排出経路の配管頂部にフィルタ装置入口水素濃度（個数 2，計測範囲 0～100 ％）を設ける設計とする。
＜中略＞【放射線管理施設】（基本設計方針）
1. 放射線管理施設
1.1 放射線管理用計測装置
1.1.1 プロセスモニタリング設備＜中略＞
格納容器圧力逃がし装置の排出経路における放射線量率を測定し，放射性物質濃度を推定できるよう，フィル
タ装置出口配管にﾘ(3)(ⅱ)d.(a)(a-2)-①フィルタ装置出口放射線モニタ（低レンジ），フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ）を設ける設計とする。
＜中略＞

考【67 条 11】

工事の計画のﾘ(3)(ⅱ)d.(a)(a-2)-① は，設
置変更許可申請書（本文）の ﾘ(3)(ⅱ)d.(a)(a-2)-①は同一設備であり整合している。以下同じ。

【計測制御系統施設】（基本設計方針）
2.1.3 格納容器フィルタベント設備排気経路内の水素濃
度の計測
＜中略＞
フィルタ装置入口水素濃度は，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給電が可能な設計とする。

【67 条 12】【67 条 13】

ﾘ-87

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2【放射線管理施設】（基本設計方針）
1.1.1 プロセスモニタリング設備＜中略＞
フィルタ装置出口放射線モニタ（低レンジ），フィルタ
装置出口放射線モニタ（高レンジ）は，常設代替直流電
源設備又は可搬型代替直流電源設備から給電が可能な設計とする。
本系統の詳細については，「リ(3)(ⅱ)ｂ．原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備」に記載する。

本系統のうちフィルタ装置入口水素濃度及びフィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）の詳細については，「6.4 計装設備（重大事故等対処設備）」に記載し，その他系統の詳細については，「9.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備」に記載する。

(b) 原子炉格納容器内の水素濃度監視及び酸素濃度監視(b-1) 格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）による原子炉格納容器内の水素濃度監視及び酸素濃度監視ﾘ(3)(ⅱ)d.(b)(b-1)-①原子炉格納容器内の水素濃度監
視及び酸素濃度監視を行うための重大事故等対処設備として，格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）は，炉心の著しい損傷が発生した場合に，ﾘ(3)(ⅱ)d.(b)(b-1)-②サンプリング装置により原子炉格
納容器内の雰囲気ガスを原子炉建屋原子炉棟内へ導き，検出器で測定することで，原子炉格納容器内の水素濃度
及び酸素濃度を中央制御室より監視できる設計とする。
格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）は，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流
電源設備から給電が可能な設計とする。

(2) 原子炉格納容器内の水素濃度監視及び酸素濃度監視
ａ．格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）による原子炉格納容器内の水素濃度監視及び酸素濃度監視
原子炉格納容器内の水素濃度監視及び酸素濃度監視を行うための重大事故等対処設備として，格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）を使用する。
格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）は，炉心の著しい損傷が発生した場合に，サン
プリング装置により原子炉格納容器内の雰囲気ガスを原
子炉建屋原子炉棟内へ導き，検出器で測定することで，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度を中央制御室
より監視できる設計とする。格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）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給電が可能な設計とする。
＜中略＞

常設代替直流電源設備，可搬型代替直流電源設備，常設代替交流電源設備及び可搬型代替交流電源設備については，「ヌ(2)(ⅳ) 代替電源設備」に記載する。

常設代替直流電源設備，可搬型代替直流電源設備，常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，代替所
内電気設備及び燃料給油設備については，「10.2 代替電源設備」に記載する。

考【67 条 14】

本系統の詳細については設置変更許可申請書（ 本 文 ）「 リ ( 3 ) ( ⅱ )ｂ．原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備」に示す。

【計測制御系統施設】（基本設計方針）
2.1.2 原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度の計測
ﾘ(3)(ⅱ)d.(b)(b-1)-①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のうち，炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器内の水素濃度
及び酸素濃度が変動する可能性のある範囲にわたり測定できる設備として，格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格
納容器内酸素濃度（ＳＡ）を設ける設計とする。
格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）は，ﾘ(3)(ⅱ)d.(b)(b-1)-②格納容器内雰囲気ガ
スサンプリング装置（圧縮機吐出圧力 0.73 MPa 以上，圧縮機容量 5.25 L/min 以上，冷却器容量 35.7 kJ/h 以上，
窒素ボンベ個数 4 以上，空調機容量
kW 以上）により原子炉格納容器内の雰囲気ガスを原子炉建屋原子炉棟内へ導き，検出器で測定することで，原子炉格納容器内の水素濃度及び酸素濃度を中央制御室より監視できる設計とする。
格納容器内水素濃度（ＳＡ）及び格納容器内酸素濃度（ＳＡ）は，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流
電源設備から給電が可能な設計とする。

工事の計画のﾘ(3)(ⅱ)
d.(b)(b-1)-① は，設
置変更許可申請書（本文）の ﾘ(3)(ⅱ)d.(b)(b-1)-①と文章表現は異なるが，内容に相違はないため整合している。

工事の計画のﾘ(3)(ⅱ)
d.(b)(b-1)-② は，設
置変更許可申請書（本文）の ﾘ(3)(ⅱ)d.(b)(b-1)-②と同一設備であり整合している。

常設代替直流電源設
備，可搬型代替直流電
源設備，常設代替交流
電源設備及び可搬型代
替交流電源設備については設置変更許可申請書（本文）「ヌ(2)(ⅳ)
代替電源設備」に示す。

ﾘ-88【67 条 3】【67 条 17】【73 条 3-1】

【67 条 18】

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

【原子炉格納施設】（要目表）
ﾘ(3)(ⅱ)d.-④「フィルタ装置」は，設置変更許可申請書（本文）におけるﾘ(3)(ⅱ)d.-④ を工事の計
画における「原子炉格納施設」のうち「圧力低減設備その他の安全設備」に整理し，工事の計画の ﾘ(3)(ⅱ)d.④は，設置変更許可申請書（本文）の ﾘ(3)(ⅱ)d.-④ と同義であり整合している。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2［常設重大事故等対処設備］
格納容器圧力逃がし装置
フィルタ装置ﾘ(3)(ⅱ)d.-④（「リ(3)(ⅱ)ｂ．原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備」他 と兼用）

ﾘ(3)(ⅱ)d.-④

ﾘ-89

考

設置変更許可申請書（本文）

圧力開放板
ﾘ(3)(ⅱ)d.-⑤（「リ(3)(ⅱ)ｂ．原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備」他と兼用）設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

【原子炉格納施設】要目表
ﾘ(3)(ⅱ)d.-⑤「圧力開放板」は，設置変更許可申請書（本文）におけるﾘ(3)(ⅱ)
d. -⑤ を工事の計画における「原子炉格納施設」のうち「圧力低減設備その他の安全設備」に整理し，工事の計画の ﾘ(3)(ⅱ)d.-⑤
は，設置変更許可申請書（本文）のﾘ(3)(ⅱ)
d. -⑤ と同義であり整合している。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

ﾘ(3)(ⅱ)d.-⑤

ﾘ-90

考

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

フィルタ装置入口水素濃度
ﾘ(3)(ⅱ)d.-⑥（「ヘ 計測制御系統施設の構造及び設備」と兼用）
個数
2

工事の計画 該当事項
【計測制御系統施設】（基本設計方針）
2.1.3 格納容器フィルタベント設備排気経路内の水素濃度の計測
格納容器圧力逃がし装置の排出経路における水素濃度を測定し，監視できるよう，水素が蓄積する可能性のある排出経路の配管頂部にフィルタ装置入口水素濃度（個数 2，計測範囲 0～100 ％）を設ける設計とする。

整 合 性

備

「フィルタ装置入口水
素濃度」は，設置変更
許可申請書（本文）における ﾘ(3)(ⅱ)d.-⑥を工事の計画における「計測制御系統施設」のうち「基本設計方針」に整理しており整合している。

【67 条 11】

【放射線管理施設】（要目表）

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）
ﾘ(3)(ⅱ)d.-⑦（「チ(1)(ⅲ) 放射線監視設備」他と兼用）

整合性「フィルタ装置出口放射線モニタ（高レンジ・低レンジ）」は，設置変更許可申請書（本文）におけるﾘ(3)(ⅱ)d.-⑦を工事の計画における「放射線管理施設」のうち「プロセスモニタリング設備」に整理しており整合している。

ﾘ-91

考

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

格納容器内水素濃度（ＳＡ）
ﾘ(3)(ⅱ)d.-⑧（「ヘ 計測制御系統施設の構造及び設備」と兼用）
個数
2

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

【計測制御系統施設】（要目表）

整合性「格納容器内水素濃度（ＳＡ）」は，設置変更許可申請書（本文）におけるﾘ(3)(ⅱ)d.
-⑧を工事の計画における「計測制御系統施設」のうち「計測装置」に整理しており整合している。

格納容器内酸素濃度（ＳＡ）
ﾘ(3)(ⅱ)d.-⑨（「ヘ 計測制御系統施設の構造及び設備」と兼用）
個数2【計測制御系統施設】（要目表）

整合性「格納容器内酸素濃度（ＳＡ）」は，設置変更許可申請書（本文）におけるﾘ(3)(ⅱ)d.
-⑨を工事の計画における「計測制御系統施設」のうち「計測装置」に整理しており整合している。

ﾘ-92

考設置変更許可申請書（本文）NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

第二弁操作室遮蔽
ﾘ(3)(ⅱ)d.-⑩（「チ(1)(ⅳ)ｂ．格納容器圧力逃がし装
置第二弁操作室遮蔽」他と兼用）

第二弁操作室差圧計
ﾘ(3)(ⅱ)d.-⑪（「チ(1)(ⅴ)ｃ．第二弁操作室空気ボン
ベユニット（空気ボンベ）」他と兼用）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

【放射線管理施設】（基本設計方針）
2.3 生体遮蔽装置等＜中略＞
格納容器圧力逃がし装置使用時の排出経路に設置される隔離弁に設ける遠隔人力操作機構の操作場所は，原子
炉建屋原子炉棟外とし，第二弁及び第二弁バイパス弁の操作を行う第二弁操作室は，必要な要員を収容可能な遮蔽体（第二弁操作室遮蔽）に囲まれた空間とし，第二弁操作室空気ボンベにて正圧化することにより外気の流入を一定時間遮断することで，放射線防護を考慮した設計とする。第二弁操作室遮蔽は，炉心の著しい損傷時においても，格納容器圧力逃がし装置の隔離弁操作ができる
よう，普通コンクリート 395 mm 以上の遮蔽厚さを有し，第二弁操作室に隣接する格納容器圧力逃がし装置入口配管が設置される方向の壁及び床の遮蔽厚さは，普通コン
クリート 1195 mm 以上とする設計とする。また，第二弁操作室が微正圧であることを確認するため，第二弁操作
室差圧計（個数 1，計測範囲 0～60 Pa）を設ける設計とする。

【放射線管理施設】（基本設計方針）
2.3 生体遮蔽装置等＜中略＞
格納容器圧力逃がし装置使用時の排出経路に設置される隔離弁に設ける遠隔人力操作機構の操作場所は，原子
炉建屋原子炉棟外とし，第二弁及び第二弁バイパス弁の操作を行う第二弁操作室は，必要な要員を収容可能な遮蔽体（第二弁操作室遮蔽）に囲まれた空間とし，第二弁操作室空気ボンベにて正圧化することにより外気の流入を一定時間遮断することで，放射線防護を考慮した設計とする。第二弁操作室遮蔽は，炉心の著しい損傷時においても，格納容器圧力逃がし装置の隔離弁操作ができる
よう，普通コンクリート 395 mm 以上の遮蔽厚さを有し，第二弁操作室に隣接する格納容器圧力逃がし装置入口配管が設置される方向の壁及び床の遮蔽厚さは，普通コン
クリート 1195 mm 以上とする設計とする。また，第二弁操作室が微正圧であることを確認するため，第二弁操作
室差圧計（個数 1，計測範囲 0 ～60 Pa）を設ける設計と
する。

整 合 性

備

「第二弁操作室遮蔽」
は，設置変更許可申請書（本文）における ﾘ(3)(ⅱ)d.-⑩を工事の計画における「放射線管理施設」のうち「基本設計方針」に整理しており整合している。

【63 条 14】【65 条 23】【67 条 20】

「第二弁操作室差圧計」は，設置変更許可
申請書（本文）における ﾘ(3)(ⅱ)d.-⑪ を工事の計画における「放射線管理施設」のうち「基本設計方針」に整理しており整合している。

【63 条 14】【65 条 23】【67 条 20】

ﾘ-93

考

設置変更許可申請書（本文）NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2［可搬型重大事故等対処設備］
第二弁操作室空気ボンベユニット（空気ボンベ）
ﾘ(3)(ⅱ)d.-⑫（「チ(1)(ⅴ)ｃ．第二弁操作室空気ボン
ベユニット（空気ボンベ）」他と兼用）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

【放射線管理施設】（要目表）「第二弁操作室空気ボンベ」は，設置変更許可申請書（本文）における ﾘ(3)(ⅱ)d.-⑫ を工事の計画における「放射線管理施設」のうち「換気設備」に整理しており整合してい
る。

ﾘ-94

考

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

可搬型窒素供給装置
ﾘ(3)(ⅱ)d.-⑬（「ホ(4)(ⅵ) 最終ヒートシンクへ熱を輸送するための設備」及び「リ(3)(ⅱ)ｂ．原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備」と兼用）

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

窒素供給装置台数
容量2（予備 2）
約 200Nm３／h（1 台当たり）（本文十号）
可搬型窒素供給装置の格納容器内窒素注入流量
純度 99vol％にて 200Nm３／h（窒素 198Nm３／h 及
び酸素 2Nm３／h）
・記載箇所
ハ(2)(ⅱ)c.(a)(a-1)(a-1-13)
ハ(2)(ⅱ)c.(b)(b-14)

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

【原子炉格納施設】（要目表）「窒素供給装置」は，設置変更許可申請書（本文）におけるﾘ(3)(ⅱ)d.-⑬ を工事の計画の「原子炉格納施設」のうち「圧力低減設備その他の安全設備」に整理しており整合している。

・設置変更許可申請書（本文十号）で使用している窒素供給装置の容量は，工事の計画で使用している窒素供給装置の容量と整合しており，設置変更許可申請書（本文十号）で使用している解析条件に包絡されている。

ﾘ-95

考

設置変更許可申請書（本文）

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

【非常用電源設備】（要目表）

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

窒素供給装置用電源車
台
数
1（予備 1）
容量
約 500kVA
電
圧440V

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

ﾘ-96

考

設置変更許可申請書（本文）ｅ．発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設
備

9.11.2 設計方針
発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備のうち，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の設備として，原子炉建屋放水設備及び海洋拡散抑制設備を設ける。
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設備として，原子炉建屋放水設
備を設ける。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備として，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に，原子炉建屋放水設備及び海洋拡散抑制設備を設ける。
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設備として，原子炉建屋放水設
備を設ける。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
9.11 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備
9.11.1 概要
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に必要な重大事故等対処設備を保管する。
＜中略＞

工事の計画 該当事項
【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3.2.10 原子炉建屋放水設備(1) 大気への拡散抑制及び航空機燃料火災対応
炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損に至った
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の重大事故等対処設備及び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備として，原子炉建屋放水設備を設ける設計とする。
＜中略＞(2) 海洋への拡散抑制
炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損に至った
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の重大事故等対処設備として，海洋拡散抑制設備を設ける設計とする。
＜中略＞

整 合 性

備

【70 条 1】【70 条 1】

【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
4.4 原子炉建屋放水設備
4.4.1 大気への拡散抑制
使用済燃料プールからの大量の水の漏えい等により使用済燃料プールの水位の異常な低下により，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，燃料損傷時にはできる限り環境への放射性物質の放出を低減するための重大事故等対処設備として，原子炉建屋放水設備を設ける設計とする。
＜中略＞【69 条 47】【70 条 1】

【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
4.4.2 海洋への拡散抑制
炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損に至った
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の重大事故等対処設備として，海洋拡散抑制設備を設ける設計とする。
＜中略＞(a) 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燃料体等の著しい損傷時に用いる設備(a-1) 大気への放射性物質の拡散抑制(a-1-1) 原子炉建屋放水設備による大気への放射性物質の拡散抑制
大気への放射性物質の拡散を抑制するための重大事故等対処設備として，原子炉建屋放水設備は，可搬型代替
注水大型ポンプ（放水用）により海水をホースを経由して放水砲から原子炉建屋へ放水できる設計とする。可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）及び放水砲は，設置場(1) 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燃料体等の著しい損傷時に用いる設備
ａ．大気への放射性物質の拡散抑制(a) 原子炉建屋放水設備による大気への放射性物質の拡散抑制
大気への放射性物質の拡散を抑制するための重大事故等対処設備として，原子炉建屋放水設備を使用する。
原子炉建屋放水設備は，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲，ホース等で構成し，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）により海水をホースを経由して放水砲【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3.2.10 原子炉建屋放水設備(1) 大気への拡散抑制及び航空機燃料火災対応＜中略＞
大気への放射性物質の拡散を抑制するための重大事故等対処設備として，原子炉建屋放水設備は，可搬型代替
注水大型ポンプにより海水を取水し，ホース等を経由して放水砲から原子炉建屋へ放水できる設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲は，設置場所を任考【70 条 1】

工事の計画の「可搬型代替注水大型ポンプ」
は，設置変更許可申請書（本文）の「可搬型代替注水大型ポンプ

ﾘ-97【70 条 2】

設置変更許可申請書（本文）所を任意に設定し，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。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
から原子炉建屋へ放水できる設計とする。可搬型代替注
水大型ポンプ（放水用）及び放水砲は，設置場所を任意に設定し，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。
＜中略＞

工事の計画 該当事項
意に設定し，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。
＜中略＞

整 合 性
（放水用）
」を含んでおり整合している。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
4.4.1 大気への拡散抑制＜中略＞
原子炉建屋放水設備は，可搬型代替注水大型ポンプにより海水を取水し，ホース等を経由して放水砲から原子炉建屋へ放水することにより，環境への放射性物質の放出を可能な限り低減できる設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲は，設置場所を任意に設定し，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。

(a-2) 海洋への放射性物質の拡散抑制(a-2-1) 海洋拡散抑制設備による海洋への放射性物質の拡散抑制
海洋への放射性物質の拡散を抑制するための重大事故等対処設備として，海洋拡散抑制設備は，汚濁防止膜等で構成する。
汚濁防止膜は，汚染水が発電所から海洋に流出する 12箇所（雨水排水路集水桝 9 箇所及び放水路 3 箇所）に設
置できる設計とする。

ｂ．海洋への放射性物質の拡散抑制(a) 海洋拡散抑制設備による海洋への放射性物質の拡散抑制
海洋への放射性物質の拡散を抑制するための重大事故等対処設備として，海洋拡散抑制設備を使用する。
海洋拡散抑制設備は，汚濁防止膜等で構成する。
汚濁防止膜は，汚染水が発電所から海洋に流出する 12箇所（雨水排水路集水桝 9 箇所及び放水路 3 箇所）に設
置できる設計とする。
＜中略＞【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3.2.10 原子炉建屋放水設備(2) 海洋への拡散抑制＜中略＞
海洋への放射性物質の拡散を抑制するための重大事故等対処設備として，海洋拡散抑制設備は，汚濁防止膜等で構成し，汚濁防止膜（可搬型）は，汚染水が発電所から海洋に流出する 12 箇所（雨水排水路集水桝 9 箇所及び放水路 3 箇所）に設置できる設計とする。
＜中略＞

備

考

【69 条 48】【70 条 2】【70 条 2】工事の計画の「汚濁防止膜（可搬型）」は，設置変更許可申請書（本文）の「汚濁防止膜」と同一設備であり整合している。

【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
4.4.2 海洋への拡散抑制＜中略＞
海洋への放射性物質の拡散を抑制するための重大事故等対処設備として，海洋拡散抑制設備は，汚濁防止膜等で構成し，汚濁防止膜（可搬型）は，汚染水が発電所から海洋に流出する 12 箇所（雨水排水路集水桝 9 箇所及び放水路 3 箇所）に設置できる設計とする。
＜中略＞【70 条 5】【70 条 5】

ﾘ-98

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項(2) 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時に用いる設備
ａ．航空機燃料火災への泡消火(a) 原子炉建屋放水設備による航空機燃料火災への泡消
火
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の重大事故等対処設備として，原子炉建屋放水設備を使用する。
原子炉建屋放水設備は，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用），放水砲，泡混合器，泡消火薬剤容器（大型ポンプ用），ホース等で構成し，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）により海水を泡消火薬剤と混合しながらホースを経由して放水砲から原子炉建屋周辺へ放水できる設
計とする。
＜中略＞

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3.2.10 原子炉建屋放水設備(1) 大気への拡散抑制及び航空機燃料火災対応＜中略＞
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の重大事故等対処設備として，原子炉建屋放水設備は，可搬型代替注水大型ポンプにより泡混合器を通して，海水を泡消火薬剤と混合しながらホース等を経由して放水砲から原子炉建屋周辺へ放水できる設計とする。
＜中略＞

工事の計画の「可搬型代替注水大型ポンプ」
は，設置変更許可申請書（本文）の「可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）」を含んでおり整合している。

【70 条 7】

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

設置変更許可申請書（本文）(b) 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時に用いる設備(b-1) 航空機燃料火災への泡消火(b-1-1) 原子炉建屋放水設備による航空機燃料火災への泡消火
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の重大事故等対処設備として，原子炉建屋放水設備は，可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）により海水を泡消火薬剤と混合しながらホースを経由して放水砲から原子炉建屋周辺へ放水できる設計とす
る。

ﾘ-99

考

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項＜中略＞
第 9.11－1 表 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備の主要機器仕様

工事の計画 該当事項
【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。）】（要目表）

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

ﾘ(3)(ⅱ)e.-①［可搬型重大事故等対処設備］
可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）
ﾘ(3)(ⅱ)e.-①（「ニ(3)(ⅱ) 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備」と兼用）
ﾘ(3)(ⅱ)e.-②台
数
1（予備 1※）
容量
約 1,380m３／h
全 揚 程
約 135m(1) 原子炉建屋放水設備
ａ．可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）
兼用する設備は以下のとおり。
・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
台
数
1（予備 1＊）
容量
約 1,380m３／h
全揚程
約 135mﾘ(3)(ⅱ)e.-②※「可搬型代替注水大型ポンプ」及び「可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）」は同型設備であり，「可搬型代替注水大型ポンプ」の予備 1 台と「可搬型代
替注水大型ポンプ（放水用）」の予備 1 台の計 2 台は共用する。

＊「可搬型代替注水大型ポンプ」及び「可搬型代替注水
大型ポンプ（放水用）」は同型設備であり，「可搬型代替
注水大型ポンプ」の予備 1 台と「可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）」の予備 1 台の計 2 台は共用する。

（本文五号）
ニ 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の構造及び設備
可搬型代替注水大型ポンプ（「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(c) 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」，「リ(3)(ⅱ)ａ．原子炉格納容器内の冷却等のための設備」，「リ(3)(ⅱ)ｂ．原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備」，「リ(3)(ⅱ)ｃ．原子炉
格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備」及
び「リ(3)(ⅱ)ｆ．重大事故等の収束に必要となる水の供給設備」と兼用）
ﾘ(3)(ⅱ)e.-②台
数2（予備 1※）
容量
約 1,320m３／h（1 台当たり）
全揚程
約 140m※「可搬型代替注水大型ポンプ」及び「可搬型代替
注水大型ポンプ（放水用）」は同型設備であり，「可搬型代替注水大型ポンプ」の予備 1 台と「可搬型代
替注水大型ポンプ（放水用）」の予備 1 台の計 2 台は
共用する。

整 合 性

備

工事の計画の「可搬型代替注水大型ポンプ」
は，設置変更許可申請書（本文）の「可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）」を含んでおり整合している。
「可搬型代替注水大型ポンプ」は，設置変更
許可申請書（本文）における ﾘ(3)(ⅱ)e.-①
を工事の計画の主たる登録として「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」に整理し，工事の計画の ﾆ(3)(ⅱ)e.-①
は，設置変更許可申請書（本文）のﾆ(3)(ⅱ)
e. -① と同義であり整合している。

工事の計画のﾆ(3)(ⅱ)
e. -② は，設置変更許可申請書（本文）の ﾆ(3)(ⅱ)e.-②と同義であり整合している。

ﾘ-100

考

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

ﾘ(3)(ⅱ)e.-②

ﾘ(3)(ⅱ)e.-①

ﾘ-101

考

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

設置変更許可申請書（本文）

ﾘ-102

考

設置変更許可申請書（本文）NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

放水砲
ﾘ(3)(ⅱ)e.-③（「ニ(3)(ⅱ) 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備」と兼用）
台
数
1（予備 1）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
ｂ．放水砲
兼用する設備は以下のとおり。
・使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備
台
数
1（予備 1）＜中略＞

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

【原子炉格納施設】（要目表）

ﾘ(3)(ⅱ)e.-③

工事の計画のﾘ(3)(ⅱ)
c. -③ は，設置変更許可申請書（本文）の ﾘ(3)(ⅱ)c.-③と同義であり整合している。

ﾘ-103

考

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

汚濁防止膜
雨水排水路集水桝用（高さ約 3m，幅約 3m）
個
数
12（ﾘ(3)(ⅱ)c.-④予備 12）

雨水排水路集水桝用（高さ約 2m，幅約 3m）
個数
6（ﾘ(3)(ⅱ)c.-④予備 6）放水路用（高さ約 4m，幅約 4m）
個数
6（ﾘ(3)(ⅱ)c.-④予備 6）＜中略＞(2) 海洋拡散抑制設備
ａ．汚濁防止膜(a) 雨水排水路集水桝用（高さ約 3m，幅約 3m）
個
数12（予備 12）高さ
約 3m／個約 3m／個幅(b) 雨水排水路集水桝用（高さ約 2m，幅約 3m）
個
数6（予備 6）高さ
約 2m／個幅
約 3m／個(c) 放水路用（高さ約 4m，幅約 4m）
個
数6（予備 6）
高さ
約 4m／個幅
約 4m／個工事の計画 該当事項
【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3.2.10 原子炉建屋放水設備(2) 海洋への拡散抑制＜中略＞
汚濁防止膜（可搬型）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。必要数は，各設置場所に必要な幅に対して汚濁防止膜を二重に計 2 本設置することとし，雨水排水路集水桝 9 箇所の設置場所に計 18 本（高さ約 3 m，幅約3 m（12 本），高さ約 2 m，幅約 3 m（6 本））及び放水路 3箇所の設置場所に計 6 本（高さ約 4 m，幅約 4 m（6 本））の合計 24 本使用する設計とする。また，予備については，保守点検は目視点検であり，保守点検中でも使用可能であるため，保守点検用は考慮せずに，破れ等の破損時のﾘ(3)(ⅱ)c.-④予備用として各設置場所に対して 2 本の計 24 本を保管することとし，予備を含めた保有数として設置場所 12 箇所分の合計 48 本を保管する。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
4.4.2 海洋への拡散抑制＜中略＞
汚濁防止膜（可搬型）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。必要数は，各設置場所に必要な幅に対して汚濁防止膜を二重に計 2 本設置することとし，雨水排水路集水桝 9 箇所の設置場所に計 18 本（高さ約 3 m，幅約3 m（12 本），高さ約 2 m，幅約 3 m（6 本））及び放水路 3箇所の設置場所に計 6 本（高さ約 4 m，幅約 4 m（6 本））の合計 24 本使用する設計とする。また，予備については，保守点検は目視点検であり，保守点検中でも使用可能であるため，保守点検用は考慮せずに，破れ等の破損時のﾘ(3)(ⅱ)c.-④予備用として各設置場所に対して 2 本の計 24 本を保管することとし，予備を含めた保有数として設置場所 12 箇所分の合計 48 本を保管する。

＜中略＞
泡混合器
ﾘ(3)(ⅱ)c.-⑤個数

1（予備 1）ｃ．泡混合器個
数

1（予備 1）【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3.2.10 原子炉建屋放水設備(1) 大気への拡散抑制及び航空機燃料火災対応＜中略＞
泡混合器は，航空機燃料火災に対応するため，可搬型
代替注水大型ポンプ，放水砲及び泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）に接続することで，泡消火薬剤を混合して放水できる設計とする。また，泡混合器の保有数は，航空機燃料火災に対応するため，ﾘ(3)(ⅱ)c.-⑤1 個と故障時の予備として 1 個の合計 2 個を保管する。

整 合 性

備

考

工事の計画の「汚濁防止膜（可搬型）」は，設置変更許可申請書（本文）の「汚濁防止膜」と同一設備であり整合している。

【70 条 6】工事の計画の「雨水排水路集水桝」は，設置変更許可申請書（本文）の「雨水排水路集水桝用」と同一設備であり整合している。

工事の計画の「放水路」は，設置変更許可
申請書（本文）の「放水路用」と同一設備であり整合している。

【70 条 6】工事の計画のﾘ(3)(ⅱ)
c. -④ は，設置変更許可申請書（本文）の ﾘ(3)(ⅱ)c.-④と同義であり整合している。

工事の計画のﾘ(3)(ⅱ)
c. -⑤ は，設置変更許可申請書（本文）の ﾘ(3)(ⅱ)c.-⑤を具体的に記載しており整合し
ている。

ﾘ-104

【70 条 9】

設置変更許可申請書（本文）

5（予備 5）ｄ．泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）
個
数
5（予備 5）
容量
約 1m３／個＜中略＞

工事の計画 該当事項
【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3.2.10 原子炉建屋放水設備(1) 大気への拡散抑制及び航空機燃料火災対応＜中略＞
泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）は，航空機燃料火災への泡消火に対応するために必要な容量の泡消火薬剤を保管できる設計とする。泡消火薬剤の保有数は，必要な容量として 5 m3 確保し，故障時の予備用として 5 m3 の計
10 m3 を保管する。なお，泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）の容量は 1 m3/個であり，確保されたﾘ(3)(ⅱ)c.-⑥
泡消火薬剤 5 m3 を 1 m3 毎に分け 5 個，予備用の泡消火薬剤 5 m3 を 1 m3 毎に分け 5 個の計 10 個を保管する。
＜中略＞

整 合 性

備

工事の計画のﾘ(3)(ⅱ)
c. -⑥ は，設置変更許可申請書（本文）の ﾘ(3)(ⅱ)c.-⑥を具体的に記載しており整合している。

【70 条 8】

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）
ﾘ(3)(ⅱ)c.-⑥個数
容量
約 1m３／個設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

ﾘ-105

考

設置変更許可申請書（本文）ｆ．重大事故等の収束に必要となる水の供給設備

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

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水の量を供給するために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。重大事故等の収束に必要となる水の供給設備のうち，重大事故等の収束に必要となる水源として，代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備，サプレッション・チェンバ及びほう酸水貯蔵
タンクを設ける。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

9. 原子炉格納施設
9.12 重大事故等の収束に必要となる水の供給設備
9.12.1 概要
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を供給するために必要な重大事故等対処設備を設置及び保管する。
重大事故等の収束に必要となる水の供給設備の系統概要図を第 9.12－1 図から第 9.12－23 図に示す。

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
4. 使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備
4.7 水源，代替水源供給設備
4.7.1 重大事故等の収束に必要となる水源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，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水の量を供給するために必要な重大事故等対処設備として，代替淡水貯槽及び西側淡水貯水設備を重大事故等の収束に必要となる水源として設ける設計とする。

考【71 条 1】

【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）】（基本設計方針）
4. 残留熱除去設備
4.4 水源，代替水源供給設備
4.4.1 重大事故等の収束に必要となる水源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，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水の量を供給するために必要な重大事故等対処設備として，代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備及びサプレッション・チェンバを重大事故等の収束に必要となる水源として設ける設計とする。
＜中略＞【71 条 1】

5. 非常用炉心冷却設備その他原子炉注水設備
5.8 水源，代替水源供給設備
5.8.1 重大事故等の収束に必要となる水源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，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水の量を供給するために必要な重大事故等対処設備として，代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備，サプレッショ
ン・チェンバ及びほう酸水貯蔵タンクを重大事故等の収束に必要となる水源として設ける設計とする。

【71 条 1】

ﾘ-106

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3. 圧力低減設備その他の安全設備
3.7 水源，代替水源供給設備
3.7.1 重大事故等の収束に必要となる水源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，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水の量を供給するために必要な重大事故等対処設備として，代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備，サプレッショ
ン・チェンバ及びほう酸水貯蔵タンクを重大事故等の収束に必要となる水源として設ける設計とする。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

9.12.2 設計方針
これら重大事故等の収束に必要となる水源とは別に，代替淡水源として多目的タンク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンクを設ける。

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備のうち，重大事故等の収束に必要となる水源として，代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備，サプレッション・チェンバ及びほう酸水貯蔵タンクを設ける。これら重大事故等の収束に必要となる水源とは別に，代替淡水源として多目的タ
ンク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タン
クを設ける。

考【71 条 1】

【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
4.7.1 重大事故等の収束に必要となる水源＜中略＞
また，これら重大事故等の収束に必要となる水源とは別に，代替淡水源として淡水タンク（多目的タンク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）を設ける設計とする。
＜中略＞【71 条 2】

【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）】（基本設計方針）
4.4.1 重大事故等の収束に必要となる水源＜中略＞
また，これら重大事故等の収束に必要となる水源とは別に，代替淡水源として淡水タンク（多目的タンク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）を設ける設計とする。
＜中略＞【71 条 2】5.8.1 重大事故等の収束に必要となる水源
また，これら重大事故等の収束に必要となる水源とは別に，代替淡水源として淡水タンク（多目的タンク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）を設ける設計とする。
＜中略＞【71 条 2】

ﾘ-107

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3.7.1 重大事故等の収束に必要となる水源＜中略＞
また，これら重大事故等の収束に必要となる水源とは別に，代替淡水源として淡水タンク（多目的タンク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）を設ける設計とする。

代替淡水貯槽を水源として重大事故等の対応を実施する際には，西側淡水貯水設備を代替淡水源とし，西側淡水貯水設備を水源として重大事故等の対応を実施する際には，代替淡水貯槽を代替淡水源とする。また，淡水が枯渇した場合に，海を水源として利用できる設計とする。

代替淡水貯槽を水源として重大事故等の対応を実施する際には，西側淡水貯水設備を代替淡水源とし，西側淡水貯水設備を水源として重大事故等の対応を実施する際には，代替淡水貯槽を代替淡水源とする。また，淡水が枯渇した場合に，海を水源として利用できる設計とする。

考【71 条 2】

【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
4.7.1 重大事故等の収束に必要となる水源＜中略＞
代替淡水貯槽を水源として重大事故等の対応を実施する際には，西側淡水貯水設備を代替淡水源とし，西側淡水貯水設備を水源として重大事故等の対応を実施する際には，代替淡水貯槽を代替淡水源とする。また，淡水が枯渇した場合に，海を水源として利用できる設計とする。
＜中略＞【71 条 3】

【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）】（基本設計方針）
4.4.1 重大事故等の収束に必要となる水源＜中略＞
代替淡水貯槽を水源として重大事故等の対応を実施する際には，西側淡水貯水設備を代替淡水源とし，西側淡水貯水設備を水源として重大事故等の対応を実施する際には，代替淡水貯槽を代替淡水源とする。また，淡水が枯渇した場合に，海を水源として利用できる設計とする。
＜中略＞【71 条 3】5.8.1 重大事故等の収束に必要となる水源＜中略＞
代替淡水貯槽を水源として重大事故等の対応を実施する際には，西側淡水貯水設備を代替淡水源とし，西側淡水貯水設備を水源として重大事故等の対応を実施する際には，代替淡水貯槽を代替淡水源とする。また，淡水が枯渇した場合に，海を水源として利用できる設計とする。
＜中略＞【71 条 3】ﾘ-108

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3.7.1 重大事故等の収束に必要となる水源＜中略＞
代替淡水貯槽を水源として重大事故等の対応を実施する際には，西側淡水貯水設備を代替淡水源とし，西側淡水貯水設備を水源として重大事故等の対応を実施する際には，代替淡水貯槽を代替淡水源とする。また，淡水が枯渇した場合に，海を水源として利用できる設計とする。
＜中略＞

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備のうち，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を供給するために必要な設備として，可搬型代替注水中型ポン
プ及び可搬型代替注水大型ポンプを設ける。また，海を利用するために必要な設備として，可搬型代替注水中型
ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプを設ける。

重大事故等の収束に必要となる水の供給設備のうち，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を供給するために必要な設備として，可搬型代替注水中型ポン
プ及び可搬型代替注水大型ポンプを設ける。また，海を利用するために必要な設備として，可搬型代替注水中型
ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプを設ける。

考【71 条 3】

【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
4.7.2 代替水源供給設備
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を供給するために必要な設備及び海を利用するために必要な設備として，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注
水大型ポンプを設ける設計とする。
＜中略＞【71 条 4】

【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）】（基本設計方針）
4.4.2 代替水源供給設備
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を供給するために必要な設備及び海を利用するために必要な設備として，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注
水大型ポンプを設ける設計とする。
＜中略＞【71 条 4】5.8.2 代替水源供給設備
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を供給するために必要な設備及び海を利用するために必要な設備として，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注
水大型ポンプを設ける設計とする。
＜中略＞【71 条 4】【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3.7.2 代替水源供給設備
設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備に対し【71 条 4】ﾘ-109

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項て，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必要な設備及び海を利用するために必要な設備として，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注
水大型ポンプを設ける設計とする。

整 合 性

備

【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
4.7.2 代替水源供給設備
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポ
ンプは，空冷式のディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。

【71 条 14】

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。）
】
（基本設
計方針）
4.4.2 代替水源供給設備
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポ
ンプは，空冷式のディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。

【71 条 14】5.8.2 代替水源供給設備
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポ
ンプは，空冷式のディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。

【71 条 14】【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3.7.2 代替水源供給設備
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポ
ンプは，空冷式のディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。

ﾘ(3)(ⅱ)f.-①代替水源からの移送ルートを確保し，ホース及びポンプについては，複数箇所に分散して保管する。

代替水源からの移送ルートを確保し，ホース及びポンプについては，複数箇所に分散して保管する。

【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
4.7.2 代替水源供給設備＜中略＞
ﾘ(3)(ⅱ)f.-①代替水源及び代替淡水源からの移送ルートを確保するとともに，可搬型のホース，可搬型代替注
水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプについて
は，複数箇所に分散して保管する。

考【71 条 14】工事の計画のﾘ(3)(ⅱ)
f. -① は，設置変更許可申請書（本文）の ﾘ(3)(ⅱ)f.-①を具体的に記載しており整合し
ている。

ﾘ-110

【71 条 5】

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）】（基本設計方針）
4.4.2 代替水源供給設備＜中略＞
ﾘ(3)(ⅱ)f.-①代替水源及び代替淡水源からの移送ルートを確保するとともに，可搬型のホース，可搬型代替注
水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプについて
は，複数箇所に分散して保管する。

【71 条 5】

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

5.8.2 代替水源供給設備＜中略＞
ﾘ(3)(ⅱ)f.-①代替水源及び代替淡水源からの移送ルートを確保するとともに，可搬型のホース，可搬型代替注
水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプについて
は，複数箇所に分散して保管する。

【71 条 5】

【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3.7.2 代替水源供給設備＜中略＞
ﾘ(3)(ⅱ)f.-①代替水源及び代替淡水源からの移送ルートを確保するとともに，可搬型のホース，可搬型代替注
水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプについて
は，複数箇所に分散して保管する。

(a) 重大事故等の収束に必要となる水源(a-1) 代替淡水貯槽を水源とした場合に用いる設備(1) 重大事故等の収束に必要となる水源
ａ．代替淡水貯槽を水源とした場合に用いる設備想定される重大事故等時において，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水に使用する設計基準事故対処
設備が機能喪失した場合の代替手段である低圧代替注水系（常設），低圧代替注水系（可搬型），代替格納容器ス
プレイ冷却系（常設），代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型），格納容器下部注水系（常設）及び格納容器下部注
水系（可搬型）の水源として，また，格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置へのスクラビング水補給の水源として,さらに,使用済燃料プールの冷却又は注水に使用する
設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である代替燃料プール注水系（注水ライン），代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）及び代替燃料プール注
水系（可搬型スプレイノズル）の水源として，代替淡水貯槽を使用する。

想定される重大事故等時において，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水に使用する設計基準事故対処
設備が機能喪失した場合の代替手段である低圧代替注水系（常設），低圧代替注水系（可搬型），代替格納容器ス
プレイ冷却系（常設），代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型），格納容器下部注水系（常設）及び格納容器下部注
水系（可搬型）の水源として，また，格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置へのスクラビング水補給の水源として,さらに,使用済燃料プールの冷却又は注水に使用する
設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である代替燃料プール注水系（注水ライン），代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）及び代替燃料プール注
水系（可搬型スプレイノズル）の水源として，代替淡水貯槽を使用する。

考【71 条 5】

【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
4.7.1 重大事故等の収束に必要となる水源＜中略＞
代替淡水貯槽は，想定される重大事故等時において，使用済燃料プールの冷却又は注水に使用する設計基準事
故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である代替燃料プール注水系（注水ライン），代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）及び代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）の水源として使用できる設計とする。
＜中略＞【71 条 6】

【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）】（基本設計方針）
4.4.1 重大事故等の収束に必要となる水源
＜中略＞

ﾘ-111

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項
代替淡水貯槽及び西側淡水貯水設備は，想定される重大事故等時において，格納容器圧力逃がし装置のフィル
タ装置へのスクラビング水補給の水源として使用できる設計とする。
＜中略＞
5.8.1 重大事故等の収束に必要となる水源＜中略＞
代替淡水貯槽は，想定される重大事故等時において，原子炉圧力容器への注水に使用する設計基準事故対処設
備が機能喪失した場合の代替手段である低圧代替注水系（常設）及び低圧代替注水系（可搬型）の水源として使用できる設計とする。
＜中略＞

整 合 性

備
考
【71 条 6】【71 条 7】【71 条 6】

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3.7.1 重大事故等の収束に必要となる水源＜中略＞
代替淡水貯槽は，想定される重大事故等時において，原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器へのスプレ
イに使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である低圧代替注水系（常設），低圧代替注水系（可搬型），代替格納容器スプレイ冷却系（常設），代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型），格納容器下部注水系（常設）及び格納容器下部注水系（可搬型）の水源として，また，格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置へのスクラビング水補給の水源として使用できる設計とする。
＜中略＞
各系統の詳細については，「ニ(3)(ⅱ) 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備」，「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(c) 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」，「リ(3)(ⅱ)ａ．原子炉格納容器内の冷却等のための設備」及び「リ(3)(ⅱ)ｃ．原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備」に記載する。

各系統の詳細については，「4.3 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備」，「5.9 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」，「9.6原子炉格納容器内の冷却等のための設備」及び「9.8 原
子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備」に記載する。

【71 条 6】

各系統の詳細については設置変更許可申請書（本文）「ニ(3)(ⅱ)
使用済燃料貯蔵槽の冷
却 等 の た め の 設 備 」，
「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(c)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」，「リ(3)(ⅱ)
ａ．原子炉格納容器内の冷却等のための設備」及び「リ(3)(ⅱ)
ｃ．原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備」に示
す。

ﾘ-112

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項(a-2) 西側淡水貯水設備を水源とした場合に用いる設備想定される重大事故等時において，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水に使用する設計基準事故対処
設備が機能喪失した場合の代替手段である低圧代替注水系（可搬型），代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）及び格納容器下部注水系（可搬型）の水源として，また，格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置へのスクラビン
グ水補給の水源として,さらに,使用済燃料プールの注水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である代替燃料プール注水系（注水ライン）の水源として，西側淡水貯水設備を使用する。

ｂ．西側淡水貯水設備を水源とした場合に用いる設備想定される重大事故等時において，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水に使用する設計基準事故対処
設備が機能喪失した場合の代替手段である低圧代替注水系（可搬型），代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）及び格納容器下部注水系（可搬型）の水源として，また，格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置へのスクラビン
グ水補給の水源として,さらに,使用済燃料プールの注水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である代替燃料プール注水系（注水ライン）の水源として，西側淡水貯水設備を使用する。

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
4.7.1 重大事故等の収束に必要となる水源
西側淡水貯水設備は，想定される重大事故等時において，使用済燃料プールの注水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である代替燃料プール注水系（注水ライン）の水源として使用できる設計
とする。
＜中略＞

考

【71 条 7】

【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）】（基本設計方針）
4.4.1 重大事故等の収束に必要となる水源＜中略＞
代替淡水貯槽及び西側淡水貯水設備は，想定される重大事故等時において，格納容器圧力逃がし装置のフィル
タ装置へのスクラビング水補給の水源として使用できる設計とする。
＜中略＞【71 条 6】【71 条 7】5.8.1 重大事故等の収束に必要となる水源＜中略＞
西側淡水貯水設備は，想定される重大事故等時において，原子炉圧力容器への注水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である低圧代替注
水系（可搬型）の水源として使用できる設計とする。
＜中略＞【71 条 7】

【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3.7.1 重大事故等の収束に必要となる水源＜中略＞
西側淡水貯水設備は，想定される重大事故等時において，原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器へのスプレイに使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した
場合の代替手段である低圧代替注水系（可搬型），代替格
納容器スプレイ冷却系（可搬型）及び格納容器下部注水系（可搬型）の水源として，また，格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置へのスクラビング水補給の水源として使用できる設計とする。
＜中略＞【71 条 7】ﾘ-113

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

設置変更許可申請書（本文）各系統の詳細については，「ニ(3)(ⅱ) 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備」，「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(c) 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」，「リ(3),(ⅱ)ａ．原子炉格納容器内の冷却等のための設備」及び「リ(3)(ⅱ)ｃ．原子炉格納容器
下部の溶融炉心を冷却するための設備」に記載する。

(a-3) サプレッション・チェンバを水源とした場合に用いる設備想定される重大事故等時において，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水に使用する設計基準事故対処
設備が機能喪失した場合の代替手段である高圧代替注水系，代替循環冷却系，原子炉隔離時冷却系，高圧炉心ス
プレイ系，残留熱除去系（低圧注水系），低圧炉心スプレ
イ系，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）の水源として，サプレッション・チェンバを使用する。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
各系統の詳細については，「4.3 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備」，「5.9 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」，「9.6原子炉格納容器内の冷却等のための設備」及び「9.8 原
子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備」に記載する。

ｃ．サプレッション・チェンバを水源とした場合に用いる設備想定される重大事故等時において，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水に使用する設計基準事故対処
設備が機能喪失した場合の代替手段である高圧代替注水系，代替循環冷却系，原子炉隔離時冷却系，高圧炉心ス
プレイ系，残留熱除去系（低圧注水系），低圧炉心スプレ
イ系，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）の水源として，サプレッション・チェンバを使用する。

工事の計画 該当事項

整 合 性
各系統の詳細について
は，設置変更許可申請書（本文）「ニ(3)(ⅱ)
使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備」，「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(c)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」，「リ(3),(ⅱ)
ａ．原子炉格納容器内の冷却等のための設備」及び「リ(3)(ⅱ)
ｃ．原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備」に示す。

【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）】（基本設計方針）
4.4.1 重大事故等の収束に必要となる水源＜中略＞
サプレッション・チェンバ（容量 3400 m3，個数 1）は，想定される重大事故等時において，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）の水源として使用できる設計
とする。
＜中略＞

備

考

【71 条 8】5.8.1 重大事故等の収束に必要となる水源＜中略＞
サプレッション・チェンバ（容量 3400 m3，個数 1）は，想定される重大事故等時において，原子炉圧力容器への注水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である高圧代替注水系，代替循環冷却系，原子炉隔離時冷却系，高圧炉心スプレイ系，残留熱除去系（低圧注水系）及び低圧炉心スプレイ系の水源として使用できる設計とする。
＜中略＞【71 条 8】【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3.7.1 重大事故等の収束に必要となる水源
＜中略＞

ﾘ-114

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

各系統の詳細については，「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(a) 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」，「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(c) 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」
及び「リ(3)(ⅱ)ｂ．原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備」に記載する。

各系統の詳細については，「5.7 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」，「5.9 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」及び「9.7 原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備」に記載する。

工事の計画 該当事項
サプレッション・チェンバ（容量 3400 m3，個数 1）は，想定される重大事故等時において，原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器へのスプレイに使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である高圧代替注水系，代替循環冷却系，残留熱除去系（格
納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）の水源として使用できる設計とする。
＜中略＞(a-4) ほう酸水貯蔵タンクを水源とした場合に用いる設備想定される重大事故等時において，原子炉圧力容器への注水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した
場合の代替手段であるほう酸水注入系の水源として，ほう酸水貯蔵タンクを使用する。

ｄ．ほう酸水貯蔵タンクを水源とした場合に用いる設備想定される重大事故等時において，原子炉圧力容器への注水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した
場合の代替手段であるほう酸水注入系の水源として，ほう酸水貯蔵タンクを使用する。

整 合 性

備
考
【71 条 8】

各系統の詳細について
は，設置変更許可申請書（本文）「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(a) 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」，「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(c) 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」及び「リ(3)(ⅱ)
ｂ．原子炉格納容器の過圧破損を防止するための設備」に示す。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

設置変更許可申請書（本文）【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）】（基本設計方針）
5.8.1 重大事故等の収束に必要となる水源＜中略＞
ほう酸水貯蔵タンクは，想定される重大事故等時において，原子炉圧力容器への注水に使用する設計基準事故
対処設備が機能喪失した場合の代替手段であるほう酸水
注入系の水源として使用できる設計とする。
＜中略＞【71 条 9】【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3.7.1 重大事故等の収束に必要となる水源＜中略＞
ほう酸水貯蔵タンクは，想定される重大事故等時において，原子炉圧力容器への注水に使用する設計基準事故
対処設備が機能喪失した場合の代替手段であるほう酸水
注入系の水源として使用できる設計とする。
＜中略＞【71 条 9】ﾘ-115

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

本系統の詳細については，「ヘ(5)( ) 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」に記載する。

本系統の詳細については，「6.7 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」に記載する。

(a-5) 代替淡水源を水源とした場合に用いる設備

ｅ．代替淡水源を水源とした場合に用いる設備想定される重大事故等時において，代替淡水貯槽又は西側淡水貯水設備へ水を供給するための水源であるとともに，格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置へのスク
ラビング水補給の水源として，代替淡水源である多目的
タンク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンクを使用する。

想定される重大事故等時において，代替淡水貯槽又は西側淡水貯水設備へ水を供給するための水源であるとともに，格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置へのスク
ラビング水補給の水源として，代替淡水源である多目的
タンク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンクを使用する。

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

考

本系統の詳細について
は，設置変更許可申請書（本文）「ヘ(5)( )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」に示す。

【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
4.7.1 重大事故等の収束に必要となる水源＜中略＞
代替淡水源である淡水タンク（多目的タンク，原水タ
ンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）は，想定される重大事故等時において，代替淡水貯槽又は西側淡水貯水設備へ水を供給するための水源として使用できる設計とする。
＜中略＞【71 条 10】

【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）】（基本設計方針）
4.4.1 重大事故等の収束に必要となる水源＜中略＞
代替淡水源である淡水タンク（多目的タンク，原水タ
ンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）は，想定される重大事故等時において，代替淡水貯槽又は西側淡水貯水設備へ水を供給するための水源であるとともに，格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置へのスクラビン
グ水補給の水源として使用できる設計とする。
＜中略＞【71 条 10】5.8.1 重大事故等の収束に必要となる水源＜中略＞
代替淡水源である淡水タンク（多目的タンク，原水タ
ンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）は，想定される重大事故等時において，代替淡水貯槽又は西側淡水貯水設備へ水を供給するための水源として使用できる設計とする。
＜中略＞【71 条 10】ﾘ-116

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3.7.1 重大事故等の収束に必要となる水源＜中略＞
代替淡水源である淡水タンク（多目的タンク，原水タ
ンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）は，想定される重大事故等時において，代替淡水貯槽又は西側淡水貯水設備へ水を供給するための水源であるとともに，格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置へのスクラビン
グ水補給の水源として使用できる設計とする。
＜中略＞(a-6) 海を水源とした場合に用いる設備

ｆ．海を水源とした場合に用いる設備想定される重大事故等時において，淡水が枯渇した場
合に，代替淡水貯槽又は西側淡水貯水設備へ水を供給す
るための水源であるとともに，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である低圧代替注水系（可搬型），代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）及び格納容器下部注水系（可搬型）の水源として，また，使用済
燃料プールの冷却又は注水に使用する設計基準事故対処
設備が機能喪失した場合の代替手段である代替燃料プール注水系（注水ライン），代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）及び代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）の水源としてﾘ(3)(ⅱ)f.(a)(a-6)-①海を利用するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注
水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプを使用する。

想定される重大事故等時において，淡水が枯渇した場
合に，代替淡水貯槽又は西側淡水貯水設備へ水を供給す
るための水源であるとともに，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である低圧代替注水系（可搬型），代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）及び格納容器下部注水系（可搬型）の水源として，また，使用済
燃料プールの冷却又は注水に使用する設計基準事故対処
設備が機能喪失した場合の代替手段である代替燃料プール注水系（注水ライン），代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）及び代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）の水源として海を利用するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプを使用する。

ﾘ(3)(ⅱ)f.(a)(a-6)-①可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，海水を各系統へ供給できる設計とする。

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポ
ンプは，海水を各系統へ供給できる設計とする。

ﾘ(3)(ⅱ)f.(a)(a-6)-①また，放水設備（大気への放射性物質の拡散抑制）の可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）の水源として，海を使用する。

また，放水設備（大気への放射性物質の拡散抑制）の可搬型代替注水大型ポンプ（放水用）の水源として，海を使用する。

【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
4.7.1 重大事故等の収束に必要となる水源＜中略＞
ﾘ(3)(ⅱ)f.(a)(a-6)-①海は，想定される重大事故等時において，淡水が枯渇した場合に，代替淡水貯槽又は西側淡水貯水設備へ水を供給するための水源であるとともに，使用済燃料プールの冷却又は注水に使用する設計基
準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である代替燃料プール注水系（注水ライン），代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）及び代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）の水源として，また，原子炉建屋放水設備の水源として利用できる設計とする。
＜中略＞

考【71 条 10】工事の計画のﾘ(3)(ⅱ)
f.(a)(a-6)-① は，設
置変更許可申請書（本文）の ﾘ(3)(ⅱ)f.(a)(a-6)-①を具体的に記載しており整合している。

4.7.2 代替水源供給設備＜中略＞
ﾘ(3)(ⅱ)f.(a)(a-6)-①また，淡水が枯渇した場合に，重大事故等の収束に必要な水源である代替淡水貯槽へ海水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型
代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，海水を代替淡水貯槽へ供給できる設計とする。
＜中略＞【71 条 11】【71 条 12】【71 条 13】ﾘ(3)(ⅱ)f.(a)(a-6)-①また，淡水が枯渇した場合に，重大事故等の収束に必要な水源である西側淡水貯水設備
へ海水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水大型ポンプは，海水を西側淡水貯水設備へ供給できる設計とする。
＜中略＞

ﾘ-117

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。）
】
（基本設
計方針）
4.4.1 重大事故等の収束に必要となる水源＜中略＞
ﾘ(3)(ⅱ)f.(a)(a-6)-①海は，想定される重大事故等時において，淡水が枯渇した場合に，代替淡水貯槽又は西側淡水貯水設備へ水を供給するための水源として利用できる設計とする。
＜中略＞

考【71 条 11】4.4.2 代替水源供給設備＜中略＞
ﾘ(3)(ⅱ)f.(a)(a-6)-①また，淡水が枯渇した場合に，重大事故等の収束に必要な水源である代替淡水貯槽へ海水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型
代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，海水を代替淡水貯槽へ供給できる設計とする。
＜中略＞
ﾘ(3)(ⅱ)f.(a)(a-6)-①また，淡水が枯渇した場合に，重大事故等の収束に必要な水源である西側淡水貯水設備
へ海水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水大型ポンプは，海水を西側淡水貯水設備へ供給できる設計とする。
＜中略＞【71 条 12】【71 条 13】5.8.1 重大事故等の収束に必要となる水源＜中略＞
ﾘ(3)(ⅱ)f.(a)(a-6)-①海は，想定される重大事故等時において，淡水が枯渇した場合に，代替淡水貯槽又は西側淡水貯水設備へ水を供給するための水源であるとともに，原子炉圧力容器への注水に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である低圧代替注
水系（可搬型）の水源として利用できる設計とする。
＜中略＞【71 条 11】5.8.2 代替水源供給設備
ﾘ(3)(ⅱ)f.(a)(a-6)-①また，淡水が枯渇した場合に，重大事故等の収束に必要な水源である代替淡水貯槽へ海水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型【71 条 12】ﾘ-118

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項
代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，海水を代替淡水貯槽へ供給できる設計とする。
＜中略＞
ﾘ(3)(ⅱ)f.(a)(a-6)-①また，淡水が枯渇した場合に，重大事故等の収束に必要な水源である西側淡水貯水設備
へ海水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水大型ポンプは，海水を西側淡水貯水設備へ供給できる設計とする。
＜中略＞

整 合 性

備

【71 条 13】

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3.7.1 重大事故等の収束に必要となる水源＜中略＞
ﾘ(3)(ⅱ)f.(a)(a-6)-①海は，想定される重大事故等時において，淡水が枯渇した場合に，代替淡水貯槽又は西側淡水貯水設備へ水を供給するための水源であるとともに，原子炉圧力容器への注水及び原子炉格納容器へのスプレイに使用する設計基準事故対処設備が機能喪失した
場合の代替手段である低圧代替注水系（可搬型），代替格
納容器スプレイ冷却系（可搬型）及び格納容器下部注水系（可搬型）の水源として，また，原子炉建屋放水設備の水源として利用できる設計とする。

【71 条 11】3.7.2 代替水源供給設備備＜中略＞
ﾘ(3)(ⅱ)f.(a)(a-6)-①また，淡水が枯渇した場合に，重大事故等の収束に必要な水源である代替淡水貯槽へ海水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型
代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，海水を代替淡水貯槽へ供給できる設計とする。
＜中略＞
ﾘ(3)(ⅱ)f.(a)(a-6)-①また，淡水が枯渇した場合に，重大事故等の収束に必要な水源である西側淡水貯水設備
へ海水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水大型ポンプは，海水を西側淡水貯水設備へ供給できる設計とする。
＜中略＞

各系統の詳細については，「ニ(3)(ⅱ) 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備」，「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(c) 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」，「リ(3)(ⅱ)ａ．原子炉格納容器内の冷却等のための設備」，「リ(3)(ⅱ)ｃ．原子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備」及び「リ(3)(ⅱ)ｅ．発

各系統の詳細については，「4.3 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備」，「5.9 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」，「9.6原子炉格納容器内の冷却等のための設備」，「9.8 原子炉
格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備」及び「9.11 発電所外への放射性物質の拡散を抑制するため

考【71 条 12】【71 条 13】

各系統の詳細について
は，設置変更許可申請書（本文）「ニ(3)(ⅱ)
使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備」，「ホ(3)(ⅱ)ｂ．(c)ﾘ-119

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

設置変更許可申請書（本文）
電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備」に記載する。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項の設備」に記載する。

(b) 水源へ水を供給するための設備(b-1) 代替淡水貯槽へ水を供給するための設備(2) 水源へ水を供給するための設備
ａ．代替淡水貯槽へ水を供給するための設備

重大事故等の収束に必要な水源である代替淡水貯槽へ淡水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水中型ポンプは，代替淡水源である西側淡水貯水設備，多目的タンク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク
及び純水貯蔵タンクの淡水を，可搬型代替注水大型ポン
プは，多目的タンク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンクの淡水を代替淡水貯槽へ供給できる設計とする。
また，淡水が枯渇した場合に，重大事故等の収束に必要な水源である代替淡水貯槽へ海水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水中型ポンプ及
び可搬型代替注水大型ポンプは，海水を代替淡水貯槽へ供給できる設計とする。

重大事故等の収束に必要な水源である代替淡水貯槽へ淡水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水中型ポンプを使用する。可搬型代替注水中型
ポンプは，代替淡水源である西側淡水貯水設備，多目的
タンク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タ
ンクの淡水を，可搬型代替注水大型ポンプは，多目的タンク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タン
クの淡水を代替淡水貯槽へ供給できる設計とする。
また，淡水が枯渇した場合に，重大事故等の収束に必要な水源である代替淡水貯槽へ海水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水中型ポンプ及
び可搬型代替注水大型ポンプを使用する。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポ
ンプは，海水を代替淡水貯槽へ供給できる設計とする。

工事の計画 該当事項

整 合 性
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」，「リ(3)(ⅱ)
ａ．原子炉格納容器内の冷却等のための設備」，「リ(3)(ⅱ)ｃ．原
子炉格納容器下部の溶融炉心を冷却するための設備」及び「リ(3)(ⅱ)ｅ．発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための設備」に示す。

【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）第２章 個別項目
4.7.2 代替水源供給設備＜中略＞
重大事故等の収束に必要な水源である代替淡水貯槽へ淡水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水中型ポンプは，代替淡水源である西側淡水貯水設備，淡水タンク（多目的タンク，原水タンク，ろ過
水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）の淡水を，可搬型代
替注水大型ポンプは，淡水タンク（多目的タンク，原水
タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）の淡水を代替淡水貯槽へ供給できる設計とする。
また，淡水が枯渇した場合に，重大事故等の収束に必要な水源である代替淡水貯槽へ海水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水中型ポンプ及
び可搬型代替注水大型ポンプは，海水を代替淡水貯槽へ供給できる設計とする。
＜中略＞

備

考

【71 条 12】

【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。）
】
（基本設
計方針）
4.4.2 代替水源供給設備＜中略＞
重大事故等の収束に必要な水源である代替淡水貯槽へ淡水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水中型ポンプは，代替淡水源である西側淡水貯水設備，淡水タンク（多目的タンク，原水タンク，ろ過
水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）の淡水を，可搬型代
替注水大型ポンプは，淡水タンク（多目的タンク，原水【71 条 12】ﾘ-120

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項
タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）の淡水を代替淡水貯槽へ供給できる設計とする。
また，淡水が枯渇した場合に，重大事故等の収束に必要な水源である代替淡水貯槽へ海水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水中型ポンプ及
び可搬型代替注水大型ポンプは，海水を代替淡水貯槽へ供給できる設計とする。
＜中略＞

整 合 性

備

5.8.2 代替水源供給設備＜中略＞
重大事故等の収束に必要な水源である代替淡水貯槽へ淡水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水中型ポンプは，代替淡水源である西側淡水貯水設備，淡水タンク（多目的タンク，原水タンク，ろ過
水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）の淡水を，可搬型代
替注水大型ポンプは，淡水タンク（多目的タンク，原水
タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）の淡水を代替淡水貯槽へ供給できる設計とする。
また，淡水が枯渇した場合に，重大事故等の収束に必要な水源である代替淡水貯槽へ海水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水中型ポンプ及
び可搬型代替注水大型ポンプは，海水を代替淡水貯槽へ供給できる設計とする。
＜中略＞

考【71 条 12】【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3.7.2 代替水源供給設備＜中略＞
重大事故等の収束に必要な水源である代替淡水貯槽へ淡水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水中型ポンプは，代替淡水源である西側淡水貯水設備，淡水タンク（多目的タンク，原水タンク，ろ過
水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）の淡水を，可搬型代
替注水大型ポンプは，淡水タンク（多目的タンク，原水
タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）の淡水を代替淡水貯槽へ供給できる設計とする。
また，淡水が枯渇した場合に，重大事故等の収束に必要な水源である代替淡水貯槽へ海水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水中型ポンプ及
び可搬型代替注水大型ポンプは，海水を代替淡水貯槽へ【71 条 12】ﾘ-121

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項(b-2) 西側淡水貯水設備へ水を供給するための設備

ｂ．西側淡水貯水設備へ水を供給するための設備

重大事故等の収束に必要な水源である西側淡水貯水設
備へ淡水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水大型ポンプは，代替淡水源である代替淡
水貯槽，多目的タンク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク
及び純水貯蔵タンクの淡水を西側淡水貯水設備へ供給できる設計とする。
また，淡水が枯渇した場合に，重大事故等の収束に必要な水源である西側淡水貯水設備へ海水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水大型ポン
プは，海水を西側淡水貯水設備へ供給できる設計とする。

重大事故等の収束に必要な水源である西側淡水貯水設
備へ淡水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水大型ポンプを使用する。
可搬型代替注水大型ポンプは，代替淡水源である代替淡
水貯槽，多目的タンク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク
及び純水貯蔵タンクの淡水を西側淡水貯水設備へ供給できる設計とする。
また，淡水が枯渇した場合に，重大事故等の収束に必要な水源である西側淡水貯水設備へ海水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水大型ポン
プを使用する。
可搬型代替注水大型ポンプは，海水を西側淡水貯水設
備へ供給できる設計とする。

工事の計画 該当事項
供給できる設計とする。
＜中略＞

整 合 性

備

【核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設】（基本設計方針）
4.7.2 代替水源供給設備＜中略＞
重大事故等の収束に必要な水源である西側淡水貯水設
備へ淡水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水大型ポンプは，代替淡水源である代替淡
水貯槽，淡水タンク（多目的タンク，原水タンク，ろ過
水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）の淡水を西側淡水貯水設備へ供給できる設計とする。
また，淡水が枯渇した場合に，重大事故等の収束に必要な水源である西側淡水貯水設備へ海水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水大型ポン
プは，海水を西側淡水貯水設備へ供給できる設計とす
る。
＜中略＞

考

【71 条 13】

【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。
）】（基本設計方針）
4.4.2 代替水源供給設備＜中略＞
重大事故等の収束に必要な水源である西側淡水貯水設
備へ淡水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水大型ポンプは，代替淡水源である代替淡
水貯槽，淡水タンク（多目的タンク，原水タンク，ろ過
水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）の淡水を西側淡水貯水設備へ供給できる設計とする。
また，淡水が枯渇した場合に，重大事故等の収束に必要な水源である西側淡水貯水設備へ海水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水大型ポン
プは，海水を西側淡水貯水設備へ供給できる設計とする。
＜中略＞【71 条 13】

ﾘ-122

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

5.8.2 代替水源供給設備＜中略＞
重大事故等の収束に必要な水源である西側淡水貯水設
備へ淡水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水大型ポンプは，代替淡水源である代替淡
水貯槽，淡水タンク（多目的タンク，原水タンク，ろ過
水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）の淡水を西側淡水貯水設備へ供給できる設計とする。
また，淡水が枯渇した場合に，重大事故等の収束に必要な水源である西側淡水貯水設備へ海水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水大型ポン
プは，海水を西側淡水貯水設備へ供給できる設計とす
る。
＜中略＞

考

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2【71 条 13】【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3.7.2 代替水源供給設備＜中略＞
重大事故等の収束に必要な水源である西側淡水貯水設
備へ淡水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水大型ポンプは，代替淡水源である代替淡
水貯槽，淡水タンク（多目的タンク，原水タンク，ろ過
水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）の淡水を西側淡水貯水設備へ供給できる設計とする。
また，淡水が枯渇した場合に，重大事故等の収束に必要な水源である西側淡水貯水設備へ海水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水大型ポン
プは，海水を西側淡水貯水設備へ供給できる設計とする。
＜中略＞【71 条 13】

ﾘ-123

設置変更許可申請書（本文）［常設重大事故等対処設備］
西側淡水貯水設備
ﾘ(3)(ⅱ)f.-②（「ヌ(3)(ⅸ)
用）

西側淡水貯水設備」と兼設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項［常設重大事故等対処設備］
西側淡水貯水設備（「ヌ(3)(ⅸ) 西側淡水貯水設備」と兼用）工事の計画 該当事項

整 合 性

備

【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。）】（要目表）「西側淡水貯水設備」
は設置変更許可申請書（本文）におけるﾘ(3)(ⅱ)f.-② を工事の計画の主たる登録として「原子炉冷却系統施設」のうち「非常用炉心冷却設備その他格納容器安全設備」に整理しており整合している。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

ﾘ(3)(ⅱ)f.-②

ﾘ(3)(ⅱ)f.-②

ﾘ-124

考

設置変更許可申請書（本文）

代替淡水貯槽ﾘ(3)(ⅱ)f.-③（「ヌ(3)(ⅷ) 代替淡水貯槽」と兼用）設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

代替淡水貯槽（「ヌ(3)(ⅷ) 代替淡水貯槽」と兼用）工事の計画 該当事項

整 合 性

【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。）】（要目表）

ﾘ(3)(ⅱ)f.-③

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

備「代替淡水貯槽」は設
置変更許可申請書（本文）におけるﾘ(3)(ⅱ)
f. -③ を工事の計画の主たる登録として「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」に整理しており整合している。

ﾘ(3)(ⅱ)f.-③

ﾘ-125

考

設置変更許可申請書（本文）

ﾘ(3)(ⅱ)f.-④サプレッション・チェンバﾘ(3)(ⅱ)f.-⑤（「リ(1) 原子炉格納容器の構造」と兼用）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項
【原子炉格納施設】（基本設計方針）ﾘ(3)(ⅱ)f.-⑤

サプレッション・チェンバ（「リ(1) 原子炉格納容器の構造」と兼用）
ﾘ(3)(ⅱ)f.-④

整 合 性

備

工事の計画の「原子炉格納容器」は設置変更許可申請書（本文）における ﾘ(3)(ⅱ)f.-④を含んでおり整合している。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2工事の計画ﾘ(3)(ⅱ)f.
-⑤ は，設置変更許可
申請書（本文）のﾘ(3)(ⅱ)f.-⑤ と同義であり整合している。

ﾘ-126

考

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

ﾘ(3)(ⅱ)f.-⑤

ﾘ-127

考

設置変更許可申請書（本文）

ほう酸水貯蔵タンク（「へ(4) 非常用制御設備」と兼用）工事の計画 該当事項

整 合 性

備

【計測制御系統施設】（要目表）「ほう酸水貯蔵タン
ク」は設置変更許可申請書（本文）におけるﾘ(3)(ⅱ)f.-⑥ を工事の計画の主たる登録として「計測制御系統施設」のうち「ほう酸水注入設備」に整理し，工事の計画ﾘ(3)(ⅱ)f.
-⑥ は，設置変更許可
申請書（本文）のﾘ(3)(ⅱ)f.-⑥ と同義であり整合している。

ﾘ(3)(ⅱ)f.-⑥

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

ほう酸水貯蔵タンク
ﾘ(3)(ⅱ)f.-⑥（「へ(4) 非常用制御設備」と兼用）設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

ﾘ(3)(ⅱ)f.-⑥

ﾘ-128

考

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項［可搬型重大事故等対処設備］
可搬型代替注水中型ポンプ
ﾘ(3)(ⅱ)f.-⑦（「ニ(3)(ⅱ) 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備」他と兼用）［可搬型重大事故等対処設備］
可搬型代替注水中型ポンプ（「ニ(3)(ⅱ) 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備」他と兼用）工事の計画 該当事項

整 合 性

備

【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。）】（要目表）
ﾘ(3)(ⅱ)f.-⑦「可搬型代替注水中型ポンプ」は設置変更許可申請書（本文）における ﾘ(3)(ⅱ)f.-⑦ を工事の計画の主たる登録として「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」に整理し，工事の計画 ﾘ(3)(ⅱ)f.-⑦は，設置変更許可申請書（本文）の ﾘ(3)(ⅱ)f.-⑦と同義であり整合している。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

設置変更許可申請書（本文）

ﾘ-129

考

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

ﾘ(3)(ⅱ)f.-⑦

ﾘ-130

考

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

可搬型代替注水大型ポンプ
ﾘ(3)(ⅱ)f.-⑧（「ニ(3)(ⅱ) 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備」他と兼用）

可搬型代替注水大型ポンプ（「ニ(3)(ⅱ) 使用済燃料貯蔵槽の冷却等のための設備」他と兼用）工事の計画 該当事項

整 合 性

備

【原子炉冷却系統施設（蒸気タービンを除く。）】（要目表）
ﾘ(3)(ⅱ)f.-⑧「可搬型代替注水大型ポンプ」は設置変更許可申請書（本文）における ﾘ(3)(ⅱ)f.-⑧ を工事の計画の主たる登録として「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」に整理し，工事の計画 ﾘ(3)(ⅱ)f.-⑧は，設置変更許可申請書（本文）の ﾘ(3)(ⅱ)f.-⑧と同義であり整合している。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

設置変更許可申請書（本文）

ﾘ-131

考

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

設置変更許可申請書（本文）

ﾘ(3)(ⅱ)f.-⑧

ﾘ-132

考

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

設置変更許可申請書（本文）

ﾘ-133

考

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項(4) その他の主要な事項(ⅰ) ドライウェル内ガス冷却装置

9.1.1.4.1.3 ドライウェル内ガス冷却装置

冷却コイル及び送風機ﾘ(4)(ⅰ)-①よりなる装置で，ドライウェル内のガスを循環冷却する。
装 置 数4（予備 1）

ドライウェル内ガス冷却装置は，通常運転中ドライウ
ェル内のガスを循環冷却するためのもので，ファン及び冷却コイルから構成される冷却装置が設けられている。

(ⅱ) 原子炉建屋原子炉棟
原子炉格納容器を収納する建屋であって，ﾘ(4)(ⅱ)-①
内部を負圧に保つことにより，原子炉格納容器から放射性物質の漏えいがあってもこれが発電所周辺に直接放出されることを防止する。

9.1.1.4.2 二次格納施設
9.1.1.4.2.1 原子炉建屋
原子炉建屋は，原子炉格納容器を完全に取り囲む気密の建屋であり，原子炉格納容器に対して，二次格納施設となっている。事故時には，原子炉建屋は，後述の非常用ガス処理系のファンによって負圧に保たれるため，1 次
格納施設から，放射性物質の漏えいがあっても，これが発電所周辺に，フィルタを通らずに直接放出されること
はない。
＜中略＞

工事の計画 該当事項
【原子炉格納施設】（基本設計方針）2. 原子炉建屋
2.1 原子炉建屋原子炉棟等＜中略＞
ﾘ(4)(ⅰ)-①原子炉格納容器にはドライウェル内のガスを循環冷却するための設備として，冷却コイル及び送風機からなるドライウェル内ガス冷却装置（個数 4（予備1））を設ける設計とする。

原子炉建屋原子炉棟は，原子炉格納容器を収納する建屋であって，ﾘ(4)(ⅱ)-①非常用ガス処理系等により，内部の負圧を確保し，原子炉格納容器から放射性物質の漏えいがあっても発電所周辺に直接放出されることを防止する設計とする。

整 合 性

備工事の計画のﾘ(4)(ⅰ)-① は，設置変更許可
申請書（本文）のﾘ(4)(ⅰ )-① と同義であり整合している。

【44 条 21】工事の計画のﾘ(4)(ⅱ)-① は，設置変更許可
申請書（本文）のﾘ(4)(ⅱ )-① と同義であり整合している。

【44 条 22】

＜中略＞

ﾘ-134

考

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項
【原子炉格納施設】
（要目表）

整 合 性

備

第 9.1－2 表 原子炉建屋主要仕様
型
式
鉄筋コンクリート造
ﾘ(4)(ⅱ)-②形状
床面長方形の直方体
寸法
縦約 41m 横約 44m 高さ地上約 55m
ﾘ(4)(ⅱ)-③設計気密度
建屋が水柱約 6mm の負圧状態にあるとき，内部への漏えい率が 1 日につき建屋
容積の 100％を超えない。

構
寸造
鉄筋コンクリート造
法
縦×横
約 41m × 約 44m
高さ
地上約 55m×地下約 17m（マットの厚さ（約 5m）を含む）
設計気密度
水柱約 6mm の負圧で漏えい率：100％／日

ﾘ(4)(ⅱ)-③

ﾘ(4)(ⅱ)-②NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

ﾘ(4)(ⅱ)-③

工事の計画のﾘ(4)(ⅱ)-② は，設置変更許可
申請書（本文）のﾘ(4)(ⅱ )-② の形状を具体的に記載しているものであり整合している。

工事の計画のﾘ(4)(ⅱ)-③ は，設置変更許可
申請書（本文）のﾘ(4)(ⅱ )-③ を詳細に記載
しており整合してい
る。

ﾘ-135

考

設置変更許可申請書（本文）(ⅲ) 原子炉建屋常用換気系

9.1.1.4.2.2 原子炉建屋の補助系(1) 常用換気系及び空気冷却装置

ﾘ(4)(ⅲ)-①送風機及び排風機により，発電所通常運転
中，原子炉建屋原子炉棟内の換気を行う。
ﾘ(4)(ⅲ)-②送風機数
ﾘ(4)(ⅲ)-②排風機数

1（予備 1）1（予備 1）(ⅳ) 原子炉建屋ガス処理系
NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

この設備は非常用ガス再循環系及び非常用ガス処理系から構成される。非常用ガス処理系は，電気加熱器，粒子用高効率フィルタ，よう素用チャコールフィルタ等を含むフィルタトレイン及び排風機等からなり，また，非常用ガス再循環系は，湿分除去装置，電気加熱器，前置フィルタ，粒子用高効率フィルタ，よう素用チャコール
フィルタ等を含むフィルタトレイン及び排風機等からなり，放射性物質の放出を伴う事故時には常用換気系を閉鎖し，非常用ガス処理系で原子炉建屋原子炉棟内を水柱
約 6mm の負圧に保ちながら，原子炉格納容器から漏えいした放射性物質を非常用ガス再循環系を通して除去し，一部を非常用ガス処理系を通して更に放射性物質を除去した後，非常用ガス処理系排気筒より放出する。
（本文十号）
原子炉建屋内に放出された核分裂生成物は原子炉
建屋ガス処理系で処理された後，排気筒から大気中に放出されるものとする。
・記載箇所
ロ(2)(ⅲ)c.(j)ロ(2)(ⅲ)d.(m)原子炉建屋の常用換気系は，他の換気系とは独立になっており，空気供給系と排気系を備え，それぞれ 100％容量のファン 2 台（1 台は予備）を持っている。
＜中略＞

9.1.1.4.2.3 原子炉建屋ガス処理系＜中略＞
原子炉建屋ガス処理系は，第 9.1－1 図に示すように非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系から構成する。
＜中略＞
非常用ガス再循環系は，独立した 100％のもの 2 系統から構成され，各系統は，湿分除去装置，電気加熱器，前置フィルタ，粒子用高効率フィルタ，よう素用チャコー
ルフィルタ及び排風機などで構成し，1 系統で原子炉建屋
内のガスを 1 日当り 5 回循環処理する能力を持っている。
＜中略＞
非常用ガス処理系は，非常用ガス再循環系で処理したガスの一部を再度処理した後，排気筒高さから大気中へ放散させる系である。この系は，独立した 100％容量のもの 2 系統から構成され，各系統は，電気加熱器，よう素
用チャコールフィルタ，粒子用高効率フィルタ及び排風機などからなり，1 系統で原子炉建屋を水柱約 6mm の負圧に保ちながら原子炉建屋内ガスの約 100％を 1 日で処理する能力を有する。
＜中略＞
この系を出たガスは，排気筒と隣接して同じ高さまで設ける非常用ガス処理系排気筒を通して，大気中に放出
する。
＜中略＞

工事の計画 該当事項
【放射線管理施設】（基本設計方針）
2. 換気設備，生体遮蔽装置等
2.2 換気設備
2.2.3 原子炉建屋常用換気系
ﾘ(4)(ⅲ)-①原子炉建屋原子炉棟の常用換気系は，送風機及び排風機により，発電所通常運転中，原子炉建屋原
子炉棟内の換気を行い，原子炉建屋原子炉棟内をわずかに負圧に保ち，排気空気は，フィルタを通したのち，主排気筒から放出する。また，原子炉建屋原子炉棟内の放射能レベルが高くなると，隔離弁を自動閉鎖するとともに常用換気系から原子炉建屋ガス処理系に切り替わることにより放射性物質の放散を防ぐ設計とする。

整 合 性
工事の計画のﾘ(4)(ⅲ)-① は設置変更許可申請書（本文）の ﾘ(4)(ⅲ )-① を具体的に記載しており整合してい
る。

備

考

【43 条 9】

設置変更許可申請書（本文）において許可を受けたﾘ(4)(ⅲ)-②
は，本工事計画の対象外である。

【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3.3 放射性物質濃度制御設備
3.3.1 原子炉建屋ガス処理系
原子炉建屋ガス処理系は非常用ガス再循環系及び非常用ガス処理系から構成される。非常用ガス処理系は，電気加熱器，粒子用高効率フィルタ，よう素用チャコール
フィルタ等を含む非常用ガス処理系フィルタトレイン及び非常用ガス処理系排風機等から構成され，非常用ガス
再循環系は，湿分除去装置，電気加熱器，前置フィル
タ，粒子用高効率フィルタ，よう素用チャコールフィル
タ等を含む非常用ガス再循環系フィルタトレイン及び非常用ガス再循環系排風機等から構成される。放射性物質の放出を伴う設計基準事故時には非常用ガス処理系で原
子炉建屋原子炉棟内を水柱約 6 mm の負圧に保ちながら，
原子炉格納容器から漏えいした放射性物質を非常用ガス
再循環系により除去するとともに，非常用ガス処理系を通して，更に放射性物質を除去・低減した後，非常用ガ
ス処理系排気筒より放出できる設計とする。

【43 条 8】

原子炉建屋ガス処理系は，非常用ガス処理系及び非常用ガス再循環系から構成し，原子炉冷却材喪失事故時に想定する原子炉格納容器からの漏えい気体中に含まれる
よう素を除去し，環境に放出される放射性物質の濃度を減少させる設計とする。

【44 条 23】

（本文十号）
非常用ガス処理系の設計換気率 1 回／d・記載箇所
ハ(2)(ⅱ)c.(a)(a-1)(a-1-15)(a-1-15-4)(a-1-15-4-2)
ハ(2)(ⅱ)c.(a)(a-2)(a-2-13)(a-2-13-6)(a-2-13-6-2)
ハ(2)(ⅱ)c.(b)(b-17)(b-17-4)(b-17-4-2)

ﾘ-136

設置変更許可申請書（本文）NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

重大事故等時において，炉心の著しい損傷が発生した
場合に，原子炉建屋ガス処理系は，非常用ガス再循環系
排風機及び非常用ガス処理系排風機により原子炉建屋原
子炉棟を負圧に維持するとともに，原子炉格納容器から
原子炉建屋原子炉棟に漏えいした放射性物質を含む気体
を非常用ガス処理系排気筒から排気することで，中央制御室にとどまる運転員を過度の被ばくから防護する設計とする。

重大事故等時において，炉心の著しい損傷が発生し，原子炉建屋ガス処理系を起動する際に，ブローアウトパ
ネルを閉止する必要がある場合には，ブローアウトパネ
ル閉止装置ﾘ(4)(ⅳ)-①を電動で閉操作し，ブローアウト
パネル開放部を閉止することで，原子炉建屋原子炉棟の放射性物質の閉じ込め機能を維持し，中央制御室にとどまる運転員を過度の被ばくから防護する設計とする。また，ブローアウトパネル閉止装置は，人力での閉操作も可能な設計とする。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
6. 計測制御系統施設
6.10 制御室
6.10.2 重大事故等時
6.10.2.2 設計方針
(3) 運転員の被ばくを低減するための設備
炉心の著しい損傷が発生した場合において，運転員の被ばくを低減するための重大事故等対処設備として，原子炉建屋ガス処理系及びブローアウトパネル閉止装置を使用する。
原子炉建屋ガス処理系は，非常用ガス処理系排風機，
非常用ガス再循環系排風機，配管・弁類及び計測制御装置等で構成し，非常用ガス処理系排風機により原子炉建
屋原子炉棟内を負圧に維持するとともに，原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした放射性物質を含む気体を非常用ガス処理系排気筒から排気すること
で，中央制御室の運転員の被ばくを低減することができる設計とする。なお，本系統を使用することにより緊急時対策要員の被ばくを低減することも可能である。

原子炉建屋原子炉棟の気密バウンダリの一部として原子炉建屋に設置する原子炉建屋外側ブローアウトパネル
は，閉状態を維持できる，又は開放時に容易かつ確実にブローアウトパネル閉止装置により開口部を閉止できる設計とする。また，ブローアウトパネル閉止装置は現場において，人力により操作できる設計とする。

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

考

3.3.1 原子炉建屋ガス処理系＜中略＞
炉心の著しい損傷が発生した場合に，原子炉建屋ガス
処理系は，非常用ガス再循環系排風機及び非常用ガス処
理系排風機により原子炉建屋原子炉棟を負圧に維持するとともに，原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟に漏えいした放射性物質を含む気体を非常用ガス処理系排気
筒から排気し，原子炉格納容器から漏えいした空気中の放射性物質の濃度を低減させることで，中央制御室にとどまる運転員を過度の被ばくから防護する設計とする。
＜中略＞

3.3.1 原子炉建屋ガス処理系＜中略＞
炉心の著しい損傷が発生し，原子炉建屋ガス処理系を起動する際に，原子炉建屋外側ブローアウトパネルを閉止する必要がある場合には，中央制御室からブローアウ
トパネル閉止装置（個数 10）ﾘ(4)(ⅳ)-①を操作し，容易かつ確実に開口部を閉止できる設計とする。また，ブローアウトパネル閉止装置は現場においても，人力により操作できる設計とする。
＜中略＞【放射線管理施設】（基本設計方針）
2. 換気設備，生体遮蔽装置等
2.1 中央制御室及び緊急時対策所の居住性を確保するための防護措置＜中略＞
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格
納施設の原子炉建屋ガス処理系及びブローアウトパネル
閉止装置により，ﾘ(4)(ⅳ)-①原子炉格納容器から漏えい
した空気中の放射性物質の濃度を低減させることで，運転員の被ばくを低減できる設計とする。

【74 条 20】工事の計画のﾘ(4)(ⅳ)-① は，設置変更許可
申請書（本文）のﾘ(4)(ⅳ )-① と文章表現は異なるが，内容に相違はないため整合している。

【74 条 21】【74 条 19】【74 条 21】ﾘ-137

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

原子炉建屋ガス処理系は，非常用電源設備に加えて，常設代替交流電源設備から給電できる設計とする。

原子炉建屋ガス処理系は，非常用交流電源設備に加えて，常設代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。また，ブローアウトパネル閉止装置は，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の給電が可能な設計とする。

工事の計画 該当事項
【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3.3.1 原子炉建屋ガス処理系＜中略＞
原子炉建屋ガス処理系は，非常用交流電源設備に加えて，常設代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。また，ブローアウトパネル閉止装置は，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の給電が可能な設計とする。
＜中略＞

整 合 性

備

考

【74 条 23】

3.3.1 原子炉建屋ガス処理系

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

ﾘ(4)(ⅳ)-②非常用ガス処理系排風機，非常用ガス処理
系フィルタトレイン，非常用ガス再循環系排風機及び非常用ガス再循環系フィルタトレインは，設計基準事故時及び重大事故等時ともに使用する。

＜中略＞
本系統の流路として，原子炉建屋ガス処理系の乾燥装
置，フィルタ装置，配管及び弁並びに非常用ガス処理系
排気筒を重大事故等対処設備として使用する。
その他，設計基準事故対処設備である原子炉建屋原子炉棟を重大事故等対処設備として使用する。
非常用交流電源設備については，「10.1 非常用電源設備」にて記載する。
常設代替交流電源設備については，「10.2 代替電源設備」にて記載する。
＜中略＞

ﾘ(4)(ⅳ)-②原子炉建屋ガス処理系は非常用ガス再循環系及び非常用ガス処理系から構成される。非常用ガス処
理系は，電気加熱器，粒子用高効率フィルタ，よう素用
チャコールフィルタ等を含む非常用ガス処理系フィルタ
トレイン及び非常用ガス処理系排風機等から構成され，非常用ガス再循環系は，湿分除去装置，電気加熱器，前置フィルタ，粒子用高効率フィルタ，よう素用チャコー
ルフィルタ等を含む非常用ガス再循環系フィルタトレイ
ン及び非常用ガス再循環系排風機等から構成される。放射性物質の放出を伴う設計基準事故時には非常用ガス処
理系で原子炉建屋原子炉棟内を水柱約 6 mm の負圧に保ちながら，原子炉格納容器から漏えいした放射性物質を非常用ガス再循環系により除去するとともに，非常用ガス処理系を通して，更に放射性物質を除去・低減した後，非常用ガス処理系排気筒より放出できる設計とする。
＜中略＞

工事の計画のﾘ(4)(ⅳ)-② は，設置変更許可
申請書（本文）のﾘ(4)(ⅳ )-② を具体的に記載しており整合している。

【放射線管理施設】（基本設計方針）
2. 換気設備，生体遮蔽装置等
2.1 中央制御室及び緊急時対策所の居住性を確保するための防護措置＜中略＞
ﾘ(4)(ⅳ)-②炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納施設の原子炉建屋ガス処理系及びブロー
アウトパネル閉止装置により，原子炉格納容器から漏えいした空気中の放射性物質の濃度を低減させることで，運転員の被ばくを低減できる設計とする。

【43 条 8】【74 条 19】【74 条 21】ﾘ-138

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項［常設重大事故等対処設備］
非常用ガス処理系排風機
ﾘ (4)(ⅳ )-③ （「ヘ(5)(ⅵ ) 中央 制御室」及 び「 リ(4)(ⅴ) 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」と兼用）
ﾘ(4)(ⅳ)-④台
数
1（予備 1）
容量
約 3,570m３／h

第 6.10－2 表 中央制御室（重大事故等時）（常設）の設備仕様(2) 中央制御室の運転員の被ばくを低減するための設備
ａ．原子炉建屋ガス処理系(a) 非常用ガス処理系排風機
第 9.1－4 表 原子炉建屋ガス処理系主要仕様に記載する。

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

【原子炉格納施設】（要目表）
ﾘ(4)(ⅳ)-③

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

ﾘ(4)(ⅳ)-④

整合性「非常用ガス処理系排風機」は，設置変更許可申請書（本文）におけるﾘ(4)(ⅳ)-③を工事の計画における登録先として「原子炉格納施設」のうち「放射性物質濃度制御設備
及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備」に整理しており整合している。
工事の計画のﾘ(4)(ⅳ)-④は，設置変更許可申請書（本文）のﾘ(4)(ⅳ)-④と同義であり整合している。

ﾘ-139

考設置変更許可申請書（本文）
非常用ガス再循環系排風機
ﾘ (4)(ⅳ )-⑤ （「ヘ(5)(ⅵ ) 中央 制御室」及 び「 リ(4)(ⅴ) 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」と兼用）
ﾘ(4)(ⅳ)-⑥台
数
1（予備 1）
容量
約 17,000m３／h

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項(c) 非常用ガス再循環系排風機
第 9.1－4 表 原子炉建屋ガス処理系主要仕様に記載する。

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

【原子炉格納施設】（要目表）

ﾘ(4)(ⅳ)-⑤

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

ﾘ(4)(ⅴ)-⑥

整合性「非常用ガス再循環系排風機」は，設置変更許可申請書（本文）におけるﾘ(4)(ⅳ)-⑤
を工事の計画における登録先として「原子炉格納施設」のうち「放射性物質濃度制御設
備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備」に整理しており整合している。
工事の計画のﾘ(4)(ⅳ)-⑥は，設置変更許可申請書（本文）のﾘ(4)(ⅳ)-⑥と同義であり整合している。

ﾘ-140

考設置変更許可申請書（本文）NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

非常用ガス処理系フィルタトレイン
ﾘ (4)(ⅳ )-⑦ （「ヘ(5)(ⅵ ) 中央 制御室」及 び「 リ(4)(ⅴ) 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」と兼用）
型
式
電気加熱器，粒子用高効率フィルタ
及びよう素用チャコールフィルタ内蔵型
ﾘ(4)(ⅳ)-⑧基
数
1（予備 1）
ﾘ(4)(ⅳ)-⑨容量
約 3,570m３／h（原子炉建屋原子炉棟内空気を 1 日に 1 回換気できる量）
ﾘ(4)(ⅳ)-⑩チャコール層厚さ
約 150mm
よう素除去効率97％以上（系統効率）
粒子除去効率99.97％以上（直径 0.5μm 以上の粒子）（本文十号）
原子炉建屋から，非常用ガス再循環系及び非常用ガ
ス処理系の 2 系統を通り大気中に放出されるよう素の除去効率は，非常用ガス処理系よう素用チャコール
フィルタの設計値 97％を用いるものとする。
・記載箇所
ロ(2)(ⅲ)c.(h)ロ(2)(ⅲ)d.(i)

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
第 9.10－1 表 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の主要機器仕様＜中略＞(3) 非常用ガス処理系フィルタトレイン
第 9.1－4 表 原子炉建屋ガス処理系主要仕様に記載する。

・工事の計画で使用している非常用ガス処理系フィ
ルタユニットのよう素用チャコールフィルタのよ
う素除去効率に対して，設置変更許可申請書（本文十号）で使用しているよう素用チャコールフィ
ルタのよう素除去効率は保守的に設定している。
そのため，設置変更許可申請書（本文十号）で使用している解析条件に包絡されている。

工事の計画 該当事項
【原子炉格納施設】
（要目表）

整 合 性

備

ﾘ(4)(ⅳ)-⑦

ﾘ(4)(ⅳ)-⑧

整合性「非常用ガス処理系フィルタトレイン」は，設置変更許可申請書（本文）における(4)(ⅳ)-⑦を工事の計画における登録先として「原子炉格納施設」のうち「放射性物質
濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備」に整理しており整合している。

ﾘ-141

考設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2【原子炉格納施設】（基本設計方針）
原子炉建屋ガス処理系は非常用ガス再循環系及び非常用ガス処理系から構成される。非常用ガス処理系は，電気加熱器，粒子用高効率フィルタ，よう素用チャコール
フィルタ等を含む非常用ガス処理系フィルタトレイン及び非常用ガス処理系排風機等から構成され，非常用ガス
再循環系は，湿分除去装置，電気加熱器，前置フィル
タ，粒子用高効率フィルタ，よう素用チャコールフィル
タ等を含む非常用ガス再循環系フィルタトレイン及び非常用ガス再循環系排風機等から構成される。放射性物質の放出を伴う設計基準事故時には非常用ガス処理系で原
子炉建屋原子炉棟内を水柱約 6 mm の負圧に保ちながら，
原子炉格納容器から漏えいした放射性物質を非常用ガス
再循環系により除去するとともに，非常用ガス処理系を通して，更に放射性物質を除去・低減した後，非常用ガ
ス処理系排気筒より放出できる設計とする。

考【43 条 8】工事の計画のﾘ(4)(ⅳ)-⑧ は，設置変更許可
申請書（本文）のﾘ(4)(ⅳ )-⑧ と同義であり整合している。

設置変更許可申請書（本文）におけるﾘ(4)(ⅳ )-⑨ は工事の計画における非常用ガス処
理系排風機の容量（357
0 m 3 /h）と同量であり整合している。

設置変更許可申請書（本文）において許可を受けた ﾘ(4)(ⅳ)-⑩
は，本工事計画の対象
外である。

ﾘ-142

非常用ガス処理系排風機の容量は 3 ページ前の要目表参照

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

非常用ガス再循環系フィルタトレイン
ﾘ (4)(ⅳ )-⑪ （「ヘ(5)(ⅵ ) 中央 制御室」及 び「 リ(4)(ⅴ) 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」と兼用）
型
式
電気加熱器，粒子用高効率フィルタ
及びよう素用チャコールフィルタ内蔵型
ﾘ(4)(ⅳ)-⑫基
数
1（予備 1）
ﾘ(4)(ⅳ)-⑬容量
約 17,000m３／h（原子炉建屋原子炉棟内空気を 5 時間に 1 回再循環できる量）ﾘ(4)(ⅳ)-⑭チャコール層厚さ 約 50mm
よう素除去効率90％以上（系統効率）
粒子除去効率99.97％以上（直径 0.5μm 以上の粒子）(4) 非常用ガス再循環系フィルタトレイン
第 9.1－4 表 原子炉建屋ガス処理系主要仕様に記載する。

（本文十号）
非常用再循環ガス処理系よう素用チャコールフィル
タのよう素除去効率は，設計値 90％を用いるものと
する。
・記載箇所
ロ(2)(ⅲ)c.(h)ロ(2)(ⅲ)d.(i)・工事の計画で使用している非常用ガス処理系フィ
ルタユニットのよう素用チャコールフィルタのよ
う素除去効率に対して，設置変更許可申請書（本文十号）で使用しているよう素用チャコールフィ
ルタのよう素除去効率は保守的に設定している。
そのため，設置変更許可申請書（本文十号）で使用している解析条件に包絡されている。

工事の計画 該当事項
【原子炉格納施設】
（要目表）

整 合 性

備

ﾘ(4)(ⅳ)-⑪

ﾘ(4)(ⅳ)-⑫

整合性「非常用ガス再循環系フィルタトレイン」は，設置変更許可申請書（本文）におけるﾘ(4)(ⅳ)-⑪を工事の計画における登録先として「原子炉格納施設」のうち「放射性物質
濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備」に整理しており整合している。

ﾘ-143

考設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2【原子炉格納施設】（基本設計方針）
原子炉建屋ガス処理系は非常用ガス再循環系及び非常用
ガス処理系から構成される。非常用ガス処理系は，電気加熱器，粒子用高効率フィルタ，よう素用チャコールフ
ィルタ等を含む非常用ガス処理系フィルタトレイン及び非常用ガス処理系排風機等から構成され，非常用ガス再循環系は，湿分除去装置，電気加熱器，前置フィルタ，
粒子用高効率フィルタ，よう素用チャコールフィルタ等
を含む非常用ガス再循環系フィルタトレイン及び非常用
ガス再循環系排風機等から構成される。放射性物質の放出を伴う設計基準事故時には非常用ガス処理系で原子炉
建屋原子炉棟内を水柱約 6 mm の負圧に保ちながら，原子炉格納容器から漏えいした放射性物質を非常用ガス再循
環系により除去するとともに，非常用ガス処理系を通して，更に放射性物質を除去・低減した後，非常用ガス処
理系排気筒より放出できる設計とする。

考【43 条 8】工事の計画のﾘ(4)(ⅳ)-⑫ は，設置変更許可
申請書（本文）のﾘ(4)(ⅳ )-⑫ と同義であり整合している。

設置変更許可申請書（本文）の ﾘ(4)(ⅳ)⑬は非常用ガス再循環系排風機の容量と（17000m 3 /h）同量であり整合している。

設置変更許可申請書（本文）において許可を受けた ﾘ(4)(ⅳ)-⑭
は，本工事計画の対象
外である。

ﾘ-144

非常用ガス再循環系排風機の容量は 4 ページ前の要目表参照

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項【原子炉格納施設】（基本設計方針）
炉心の著しい損傷が発生し，原子炉建屋ガス処理系を起動する際に，原子炉建屋外側ブローアウトパネルを閉止する必要がある場合には，中央制御室からブローアウ
トパネル閉止装置（個数 10）を操作し，容易かつ確実に開口部を閉止できる設計とする。また，ブローアウトパ
ネル閉止装置は現場においても，人力により操作できる設計とする。

ブローアウトパネル閉止装置
ﾘ(4)(ⅳ)-⑮（「ヘ(5)(ⅵ) 中央制御室」と兼用）

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2(ⅴ) 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

ﾘ(4)(ⅴ)-①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のうち，原子炉建屋等の損傷を防止するための水素排出設備として，原子炉建屋ガス処理系を設けるとともに，水素濃度制御設備として，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を設ける。また，原子炉建屋内の水素濃度が変動する可能性のある範囲にわたり測定するための設備として，原子炉建屋水素濃度監視設備を設ける。

工事の計画 該当事項

9.10 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
9.10.1 概要
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必要な重大事
故等対処設備を設置する。
＜中略＞
9.10.2 設計方針
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のうち，原子炉建屋等の損傷を防止するための水素排出設備として，原子炉建屋ガス処理系を設けるとともに，水素濃度制御設備として，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を設ける。また，原子炉建屋内の水素濃度が変動する可能性のある範囲にわたり測定するための設備として，原子炉建屋水素濃度監視設備を設ける。

整 合 性

備

考

「ブローアウトパネル
閉止装置」は設置変更許可申請書（本文）における ﾘ(4)(ⅳ)-⑮ を工事の計画の「原子炉格納施設」のうち「基本設計方針」に整理しており整合している。

【74 条 21】工事の計画のﾘ(4)(ⅴ)-① は，設置変更許可
申請書（本文）のﾘ(4)(ⅴ )-① を具体的に記載しており整合している。

【68 条 1】

【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3.3.1 原子炉建屋ガス処理系＜中略＞
ﾘ(4)(ⅴ)-①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原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした水素等を含む気体を排出するとともに，放射性物質を低減するための重大事故等対処設備として，水素排出設備である原子炉建屋ガス処理系を設ける設計とする。
＜中略＞【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3.4.2 水素濃度抑制系
ﾘ(4)(ⅴ)-①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原
子炉建屋原子炉棟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ための重大事故等対処設備として，水素濃度制御設備である静的触媒式水素再結合器を設ける設計とする。
＜中略＞【計測制御系統施設】（基本設計方針）
2.1.4 原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟に漏えいした水素濃度の計測
ﾘ(4)(ⅴ)-①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原
子炉建屋原子炉棟内の水素濃度が変動する可能性のある範囲にわたり測定できる監視設備として，原子炉建屋水素濃度を設ける設計とする。
＜中略＞

工事の計画の「原子炉建屋原子炉棟」は，設置変更許可申請書（本文）の「原子炉建屋」と同一設備であり整合している。

【68 条 1】

工事の計画の「原子炉建屋水素濃度」は，設置変更許可申請書（本文）の「原子炉建屋水素濃度監視設備」と同一設備であり整合している。
【68 条 1】

ﾘ-145

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

ａ．水素濃度制御による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備(a) 原子炉建屋ガス処理系による水素排出(1) 水素濃度制御による原子炉建屋等の損傷を防止するための設備ａ．原子炉建屋ガス処理系による水素排出

ﾘ(4)(ⅴ)a.(a)-①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のうち，炉心の著しい損傷により原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした
水素等を含む気体を排出することで，水素爆発による原
子炉建屋原子炉棟の損傷を防止するとともに，放射性物質を低減するための重大事故等対処設備として，水素排出設備である原子炉建屋ガス処理系の非常用ガス処理系
排風機及び非常用ガス再循環系排風機は，原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に漏えいする水素等を含む気体を吸引し，非常用ガス処理系フィルタトレイン及び非常用ガス再循環系フィルタトレインにて放射性物質を低減して主排気筒に隣接する非常用ガス処理系排気筒から排出することで，原子炉建屋原子炉棟内に水素が滞留せず，水素爆発による原子炉建屋原子炉棟の損傷の防止が可能な設計とする。

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のうち，炉心の著しい損傷により原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした水素等を含む気体を排出することで，水素爆発による原子炉建屋原子炉棟の損傷を防止するとともに，放射性物質を低減するための重大事故等対処設備として，水素排出設備である原子炉建屋ガス処理系の非常用ガス処理系排風機，非常用ガ
ス再循環系排風機，非常用ガス処理系フィルタトレイン
及び非常用ガス再循環系フィルタトレインを使用する。
非常用ガス処理系排風機及び非常用ガス再循環系排風
機は，原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に漏えいする水素等を含む気体を吸引し，非常用ガス処理系フィルタトレイン及び非常用ガス再循環系フィルタトレイ
ンにて放射性物質を低減して主排気筒に隣接する非常用
ガス処理系排気筒から排出することで，原子炉建屋原子炉棟内に水素が滞留せず，水素爆発による原子炉建屋原
子炉棟の損傷の防止が可能な設計とする。

工事の計画 該当事項
【計測制御系統施設】（基本設計方針）
2.1.5 静的触媒式水素再結合器の作動状態監視
ﾘ(4)(ⅴ)-①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原
子炉建屋原子炉棟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ための重大事故等対処設備として，水素濃度制御設備である静的触媒式水素再結合器
動作監視装置を設ける設計とする。
＜中略＞

整 合 性

備

考

【68 条 1】

【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3.3.1 原子炉建屋ガス処理系＜中略＞
ﾘ(4)(ⅴ)a.(a)-①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
めに原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした水素等を含む気体を排出するとともに，放射性物質を低減するための重大事故等対処設備として，水素排出設備である原子炉建屋ガス処理系を設ける設計とする。
水素排出設備である原子炉建屋ガス処理系の非常用ガ
ス処理系排風機及び非常用ガス再循環系排風機は，負圧達成機能及び負圧維持機能をもち，原子炉格納容器から
原子炉建屋原子炉棟内に漏えいする水素等を含む気体を吸引し，非常用ガス処理系フィルタトレイン及び非常用
ガス再循環系フィルタトレインにて放射性物質を低減して主排気筒に隣接する非常用ガス処理系排気筒から排出することで，原子炉建屋原子炉棟内に水素が滞留せず，水素爆発による原子炉建屋原子炉棟の損傷の防止が可能な設計とする。
＜中略＞
水素排出設備である原子炉建屋ガス処理系の流路として，設計基準対象施設である非常用ガス処理系排気筒を重大事故等対処設備として使用することから，流路に係る機能について重大事故等対処設備としての設計を行う。

工事の計画のﾘ(4)(ⅴ)a.(a)-①は，設置変更
許可申請書（本文）のﾘ(4)(ⅴ)a.(a)-①と同義であり整合している。

【68 条 1】

【68 条 2】工事の計画の「原子炉建屋等」は，設置変更
許可申請書（本文）の「原子炉建屋原子炉棟」と同一設備であり整合している。

【68 条 6】ﾘ-146

設置変更許可申請書（本文）

非常用ガス処理系排風機及び非常用ガス再循環系排風機は，非常用交流電源設備に加えて，常設代替交流電源
設備からの給電が可能な設計とする。

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度が規定値に達した場
合には，非常用ガス処理系排風機及び非常用ガス再循環系排風機を停止し，水素爆発を防止する設計とする。

(b) 静的触媒式水素再結合器による水素濃度の上昇抑制
ﾘ(4)(ⅴ)a.(b)-①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のうち，炉心の著しい損傷により原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に水素が漏えいした場合において，原子炉建屋原子炉棟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ための重大事故等対処設備として，静的触媒式水素再結合器
は，運転員の起動操作を必要とせずに，原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした水素と酸素を触媒反応によって再結合させることで，原子炉建屋原子炉
棟内の水素濃度の上昇を抑制し，原子炉建屋原子炉棟の水素爆発を防止できる設計とする。

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

非常用ガス処理系排風機及び非常用ガス再循環系排風機は，非常用交流電源設備に加えて，常設代替交流電源
設備からの給電が可能な設計とする。

＜中略＞
原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度が規定値に達した場
合には，非常用ガス処理系排風機及び非常用ガス再循環系排風機を停止し，水素爆発を防止する設計とする。

ｂ．静的触媒式水素再結合器による水素濃度の上昇抑制
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のうち，炉心の著しい損傷により原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に水素が漏えいした場合において，原子炉建屋原子炉棟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ための重大事故等対処
設備として，水素濃度制御設備であ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を使用する。
静的触媒式水素再結合器は，運転員の起動操作を必要とせずに，原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした水素と酸素を触媒反応によって再結合させることで，原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度の上昇を抑制
し，原子炉建屋原子炉棟の水素爆発を防止できる設計とする。

工事の計画 該当事項

整 合 性

備

【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3.3.1 原子炉建屋ガス処理系＜中略＞
非常用ガス処理系排風機及び非常用ガス再循環系排風機は，非常用交流電源設備に加えて，常設代替交流電源
設備からの給電が可能な設計とする。
＜中略＞【68 条 5】

【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3.3.1 原子炉建屋ガス処理系＜中略＞
原子炉建屋ガス処理系は，原子炉格納容器が健全である場合，水素排出設備として十分な性能を有しているものの，原子炉格納容器から異常な漏えいが発生し，原子炉建屋ガス処理系の水素排出能力を超える場合には，原子炉建屋の水素濃度が上昇し，原子炉建屋ガス処理系系
統内で水素濃度が可燃限界に達するおそれがあることから，原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度が規定値に達した
場合には，非常用ガス処理系排風機及び非常用ガス再循
環系排風機を停止することで，動的機器を含む系統内での水素爆発を防止する設計とする。
＜中略＞【原子炉格納施設】（基本設計方針）
3.4.2 水素濃度抑制系
ﾘ(4)(ⅴ)a.(b)-①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
めに原子炉建屋原子炉棟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ための重大事故等対処
設備として，水素濃度制御設備である静的触媒式水素再結合器を設ける設計とする。
水素濃度制御設備である静的触媒式水素再結合器は，運転員の起動操作を必要とせずに，原子炉格納容器から
原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした水素と酸素を触媒反応によって再結合させることで，原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度の上昇を抑制し，原子炉建屋原子炉棟の水素爆発を防止できる設計とする。また評価に用いる性能を満足し，試験により性能及び耐環境性が確認された型式品を設置する設計とする。静的触媒式水素再結合器は，
原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした水素が滞留すると想定される原子炉建屋原子炉棟 6 階に設置することとし，
静的触媒式水素再結合器の触媒反応時の高温ガスの排出が重大事故等時の対処に重要な計器・機器に悪影響がな
いよう離隔距離を設ける設計とする。

考【68 条 3】工事の計画のﾘ(4)(ⅴ)a.(b)-①は，設置変更
許可申請書（本文）のﾘ(4)(ⅴ)a.(b)-①と同義であり整合している。

【68 条 1】

【68 条 8】ﾘ-147

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

設置変更許可申請書（本文）

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項

静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，静的触媒式
水素再結合器の入口側及び出口側の温度により静的触媒
式水素再結合器の作動状態を中央制御室から監視できる設計とする。静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，
常設代替直流電源設備又は可搬型代替直流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動作監視装置は，静的触媒式
水素再結合器の入口側及び出口側の温度により静的触媒
式水素再結合器の作動状態を中央制御室から監視できる設計とする。静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，
常設代替直流電源設備又は可搬型代替直流電源設備から給電が可能な設計とする。

ｂ. 水素濃度監視(a) 原子炉建屋水素濃度監視設備による水素濃度測定
ﾘ(4)(ⅴ)b.(a)-①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のうち，炉心の著しい損傷により原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした
水素の濃度を測定するため，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測定できる重大事故等対処設備として，原子炉建屋水素濃度
は，中央制御室において連続監視できる設計とし，原子炉建屋水素濃度のうち，原子炉建屋原子炉棟 6 階に設置するものについては，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，原子炉建屋原子炉棟 6 階を除く
原子炉建屋原子炉棟に設置するものについては，常設代
替直流電源設備又は可搬型代替直流電源設備からの給電が可能な設計とする。

ｃ．水素濃度監視(a) 原子炉建屋水素濃度監視設備による水素濃度測定
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のうち，炉心の著しい損傷により原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に漏えいした水素の濃度を測定するため，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測定できる重大事故等対処設備として，原子炉建屋水素濃度監視設備である原子炉建屋水素濃度を使用する。
原子炉建屋水素濃度は，中央制御室において連続監視できる設計とし，原子炉建屋水素濃度のうち，原子炉建
屋原子炉棟 6 階に設置するものについては，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，原子炉建
屋原子炉棟 6 階を除く原子炉建屋原子炉棟に設置するものについては，常設代替直流電源設備又は可搬型代替直流電源設備からの給電が可能な設計とする。

非常用

＜中略＞
非常用交流電源設備については，「10.1 非常用電源設備」に記載する。

常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，常設代替直流電源設備,可搬型代替直流電源設備及び代替所
内電気設備については，「ヌ(2)(ⅳ) 代替電源設備」に記載する。

常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，常設代替直流電源設備，可搬型代替直流電源設備，代替所
内電気設備及び燃料給油設備については，「10.2 代替電源設備」に記載する。

非常用交流電源設備については，「ヌ(2)(ⅱ)
ディーゼル発電機」に記載する。

工事の計画 該当事項
【計測制御系統施設】（基本設計方針）
2.1.5 静的触媒式水素再結合器の作動状態監視＜中略＞
静的触媒式水素再結合器動作監視装置（個数 4，計測範囲 0～300 ℃，検出器種類 熱電対）は，静的触媒式水素再結合器の入口側及び出口側の温度により静的触媒式水素再結合器の作動状態を中央制御室から監視できる設計とし，重大事故等時において測定可能なよう耐環境性を有した熱電対を使用する。
静的触媒式水素再結合器動作監視装置は，常設代替直流電源設備又は可搬型代替直流電源設備から給電が可能な設計とする。

【計測制御系統施設】（基本設計方針）
2.1.4 原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟に漏えいした水素濃度の計測
ﾘ(4)(ⅴ)b.(a)-①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
めに原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度が変動する可能性のある範囲にわたり測定できる監視設備として，原子炉
建屋水素濃度を設ける設計とする。
原子炉建屋水素濃度は，中央制御室において連続監視できる設計とする。
原子炉建屋水素濃度のうち，原子炉建屋原子炉棟 6 階に設置するものについては，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給電が可能な設計とし，原子炉建屋原子炉棟 6 階を除く原子炉建屋原子炉棟に設置するものについては，常設代替直流電源設備又は可搬型
代替直流電源設備からの給電が可能な設計とする。

整 合 性

備

考

【68 条 9】【68 条 10】工事の計画のﾘ(4)(ⅴ)b.(a)-①は，設置変更
許可申請書（本文）のﾘ(4)(ⅴ)b.(a)-①と同義であり整合している。

設置変更許可申請書「ヌ(2)(ⅱ) 非常用ディーゼル発電機」に示す。

設置変更許可申請書「ヌ(2)(ⅳ) 代替電源設備」に示す。

ﾘ-148【68 条 1】
【68 条 11】【68 条 12】

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

設置変更許可申請書（本文）［常設重大事故等対処設備］
原子炉建屋ガス処理系
非常用ガス処理系排風機
ﾘ(4)(ⅴ)-②（「リ(4)(ⅳ) 原子炉建屋ガス処理系」他と兼用）設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項
第 9.10－1 表 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の主要機器仕様(1) 非常用ガス処理系排風機
第 9.1－4 表 原子炉建屋ガス処理系主要仕様に記載する。

工事の計画 該当事項
【原子炉格納施設】
（要目表）

整 合 性

備

ﾘ(4)(ⅴ)-②

整合性「非常用ガス処理系排風機」は，設置変更許可申請書（本文）におけるﾘ(4)(ⅴ)-②を工事の計画における登録先として「原子炉格納施設」のうち「放射性物質濃度制御設備
及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備」に整理しており整合してい
る。

ﾘ-149

考

設置変更許可申請書（本文）
非常用ガス再循環系排風機
ﾘ(4)(ⅴ)-③（「リ(4)(ⅳ) 原子炉建屋ガス処理系」他と兼用）設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項(2) 非常用ガス再循環系排風機
第 9.1－4 表 原子炉建屋ガス処理系主要仕様に記載する。

工事の計画 該当事項
【原子炉格納施設】
（要目表）

整 合 性

備

ﾘ(4)(ⅴ)-③

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

整合性「非常用ガス再循環系排風機」は，設置変更許可申請書（本文）におけるﾘ(4)(ⅴ)-③
を工事の計画における登録先として「原子炉格納施設」のうち「放射性物質濃度制御設
備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備」に整理しており整合してい
る。

ﾘ-150

考

設置変更許可申請書（本文）
非常用ガス処理系フィルタトレイン
ﾘ(4)(ⅴ)-④（「リ(4)(ⅳ) 原子炉建屋ガス処理系」他と兼用）設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項(3) 非常用ガス処理系フィルタトレイン
第 9.1－4 表 原子炉建屋ガス処理系主要仕様に記載する。

工事の計画 該当事項
【原子炉格納施設】
（要目表）

整 合 性

備

ﾘ(4)(ⅴ)-④

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

整合性「非常用ガス処理系フィルタトレイン」は，設置変更許可申請書（本文）におけるﾘ(4)(ⅴ)-④を工事の計画における登録先として「原子炉格納施設」のうち「放射性物質
濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備」に整理しており整合している。

ﾘ-151

考設置変更許可申請書（本文）
非常用ガス再循環系フィルタトレイン
ﾘ(4)(ⅴ)-⑤（「リ(4)(ⅳ) 原子炉建屋ガス処理系」他と兼用）設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項(4) 非常用ガス再循環系フィルタトレイン
9.1－4 表 原子炉建屋ガス処理系主要仕様に記載する。

工事の計画 該当事項
【原子炉格納施設】
（要目表）

整 合 性

備

ﾘ(4)(ⅴ)-⑤

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

整合性「非常用ガス再循環系フィルタトレイン」は，設置変更許可申請書（本文）におけるﾘ(4)(ⅴ)-⑤を工事の計画における登録先として「原子炉格納施設」のうち「放射性物質
濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制御設備並びに格納容器再循環設備」に整理しており，整合している。

ﾘ-152

考

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項(5) 静的触媒式水素再結合器
種
類
触媒反応式
基
数
24
水素処理容量
約 0.5kg／h（1 基当たり）（水素濃度 4.0vol％，100℃，大気圧において）

静的触媒式水素再結合器動作監視装置(6) 静的触媒式水素再結合器動作監視装置

ﾘ(4)(ⅴ)-⑥（「ヘ
と兼用）
個
数
計測範囲

第 6.4－1 表 計装設備（重大事故等対処設備）の主要機器仕様に記載する。

工事の計画 該当事項
【原子炉格納施設】
（要目表）

整 合 性

備

考

「静的触媒式水素再結合器動作監視装置」
は，設置変更許可申請書（本文）における ﾘ(4)(ⅴ)-⑥を工事の計
画における「計測制御系統施設」のうち「基本設計方針」に整理しており整合している。

【68 条 9】NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

設置変更許可申請書（本文）
水素濃度制御設備
静的触媒式水素再結合器
種
類
触媒反応式
基
数
24
水素処理容量
約 0.5kg／h（1 基当たり）（水素濃度 4.0vol％，100℃，大気圧において）計測制御系統施設の構造及び設備」
40～300℃【計測制御系統施設】（基本設計方針）
2.1.5 静的触媒式水素再結合器の作動状態監視＜中略＞
静的触媒式水素再結合器動作監視装置（個数 4，計測範囲 0～300 ℃，検出器種類 熱電対）は，静的触媒式水素再結合器の入口側及び出口側の温度により静的触媒式水素再結合器の作動状態を中央制御室から監視できる設計とし，重大事故等時において測定可能なよう耐環境性を有した熱電対を使用する。
＜中略＞

ﾘ-153

NT2 補② Ⅴ-1-1-1 R2

設置変更許可申請書（本文）
原子炉建屋水素濃度
ﾘ(4)(ⅴ)-⑦（「ヘ 計測制御系統施設の構造及び設備」と兼用）
個数［触媒式］2［熱伝導式］3

設置変更許可申請書（添付書類八）該当事項(7) 原子炉建屋水素濃度
第 6.4－1 表 計装設備（重大事故等対処設備）の主要機器仕様に記載する。

工事の計画 該当事項
【計測制御系統施設】（要目表）

整 合 性

備

ﾘ(4)(ⅴ)-⑦「原子炉建屋水素濃度」は，設置変更許可
申請書（本文）における ﾘ(4)(ⅴ)-⑦ を工事の計画における「計測制御系統施設」のうち「計測装置」に整理しており整合している。

ﾘ-154

考