東海第二発電所 工事計画審査資料
資料番号

補足-140-7 改 0

提出年月日

平成 30 年 7 月 5 日

設計及び工事に係る品質管理の方法等に関する説明書に係る補足説明資料のうち補足-140-7【基本設計方針から工認添付説明書および様式－１への展開表（原子炉格納施設）】

平成 30 年 7 月
日本原子力発電株式会社

設の基本設計方針「第１章設の基本設計方針「第１章故障の際に漏えいする放射性物質が公衆に放射線障害を及ぼすおそれがない設計とする。

故障の際に漏えいする放射性物質が公衆に放射線障害を及ぼすおそれがない設計とする。

出される原子炉冷却材のエネルギによる原子炉冷却材喪失時の圧力，温度及び設計上想定された地震荷重に耐える設計とする。また，原子炉冷却材喪失
時及び逃がし安全弁作動時において，原子炉格納容器に生じる動荷重に耐える設計とする。

出される原子炉冷却材のエネルギによる原子炉冷却材喪失時の圧力，温度及び設計上想定された地震荷重に耐える設計とする。また，原子炉冷却材喪失

時及び逃がし安全弁作動時において，原子炉格納容器に生じる動荷重に耐える設計とする。

値以下に保ち，原子炉冷却材喪失時及び逃がし安全 原子炉格納施設 原子炉格納容器（配管貫通部及び電気弁作動時において想定される原子炉格納容器内の 配線貫通部）の配置を明示した図面
圧力，温度，放射線等の環境条件の下でも原子炉格 8.1.4 原子炉格納容器配管貫通部及び電気配線貫通部

値以下に保ち，原子炉冷却材喪失時及び逃がし安全

弁作動時において想定される原子炉格納容器内の圧力，温度，放射線等の環境条件の下でも原子炉格1部を含めて原子炉格納容器全体の漏えい率を許容部を含めて原子炉格納容器全体の漏えい率を許容

－

－

－

－

工認添付説明書との関係

原子炉格納容器の開口部である出入口及び貫通 原子炉格納施設 要目表【44 条 2】ダリ配管の最も過酷な破断を想定し，これにより放ダリ配管の最も過酷な破断を想定し，これにより放原子炉格納容器の開口部である出入口及び貫通

原子炉格納容器は，残留熱除去系（格納容器スプ
レイ冷却系）とあいまって原子炉冷却材圧力バウン

原子炉格納容器は，残留熱除去系（格納容器スプ

レイ冷却系）とあいまって原子炉冷却材圧力バウン【44 条 1】

原子炉格納施設は，設計基準対象施設として，原
子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊又は原子炉格納施設は，設計基準対象施設として，原

子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊又は1.1 原子炉格納容器本体等

1.1 原子炉格納容器本体等

1. 原子炉格納容器

1.

原子炉格納容器

第２章 個別項目

第２章 個別項目

共通項目」に基づく設計の他」の基本設計方針については，原子炉冷却系統施の他」の基本設計方針については，原子炉冷却系統施とする。

要求（5.6 逆止め弁，5.7 内燃機関を除く。），
6. そ要求（5.6 逆止め弁，5.7 内燃機関を除く。），
6. そ共通項目」に基づく設計

自然現象，3. 火災，4. 溢水等，5. 設備に対する

自然現象，3. 火災，4. 溢水等，5. 設備に対するとする。

原子炉格納施設の共通項目である「1. 地盤等，2.

原子炉格納施設の共通項目である「1. 地盤等，2.

第１章 共通項目

第１章 共通項目

る規則」並びにこれらの解釈による。

用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則」並びにこれらの解釈による。

用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関すの位置、構造及び設備の基準に関する規則」及び「実後用語の定義は「実用発電用原子炉及びその附属施設

変 更の位置、構造及び設備の基準に関する規則」及び「実基本設計方針用語の定義は「発電用原子力設備に関する技術基準

前を定める省令」，「実用発電用原子炉及びその附属施設

変 更【対象施設：原子炉格納施設】

基本設計方針から工認添付説明書及び様式－１への展開表（追加要求事項なし）－（追加要求事項なし）－

共通的に適用される設計

原子炉格納施設の兼用する設計

2.5

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関② 原子炉格納容器配管貫通部及び電気配線貫通部

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

2.

（追加要求事項ではないが，本工認で必要な設計）

1.

（用語の定義のみ）－

様式 1 への反映結果

前後とする。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。

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。

－

8.1.4 原子炉格納容器配管貫通部及び電気配線貫通部

2.5

する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関書（原子炉格納施設）

4.

【63 条 21】【63 条 29】【63 条 26】
【64 条 5】

原子炉格納容器を貫通する各施設の配管系に設ける原子炉格納容器隔離弁（以下「隔離弁」という）は，安全保護装置からの信号により,自動的に閉鎖する動力駆動弁，チェーンロックが可能な手動弁，キーロックが可能な遠隔操作弁又は隔離機能を有する逆止弁とし，原子炉格納容器の隔離機能の確保

原子炉格納容器を貫通する各施設の配管系に設は，安全保護装置からの信号により,自動的に閉鎖する動力駆動弁，チェーンロックが可能な手動弁，キーロックが可能な遠隔操作弁又は隔離機能を有する逆止弁とし，原子炉格納容器の隔離機能の確保

1.2 原子炉格納容器隔離弁【66 条 13】【67 条 7】【67 条 15】【64 条 50】【65 条 11】【65 条 29】【66 条 5】2－質閉じ込め機能評価及びその他影響確認

重大事故時における原子炉格納容器の放射性物

3.2 原子炉格納容器の重大事故時における設計条件

る。

【64 条 12】【64 条 23】【64 条 32】【64 条 42】2. 基本方針

200℃の温度で閉じ込め機能を損なわない設計とす

象施設としての最高使用圧力の 2 倍の圧力及び Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

最高使用温度を超える可能性があるが，設計基準対

いて，設計基準対象施設としての最高使用圧力及び（追加要求事項なし）－

原子炉格納容器は，想定される重大事故等時にお Ⅴ-1-1-4-7-1 設備別記載事項の設定根拠に関する説明 3.1 原子炉格納容器に係る設計

ける原子炉格納容器隔離弁（以下「隔離弁」という）

1.2 原子炉格納容器隔離弁

験のうちＢ種試験ができる設計とする。

験のうちＢ種試験ができる設計とする。
構造図

試験規程」
（ＪＥＡＣ４２０３）に定める漏えい試 8.1.4 原子炉格納容器配管貫通部及び電気配線貫通部試験規程」（ＪＥＡＣ４２０３）に定める漏えい試【44 条 5】

見込み，日本電気協会「原子炉格納容器の漏えい率 配線貫通部）の配置を明示した図面

見込み，日本電気協会「原子炉格納容器の漏えい率② 原子炉格納容器配管貫通部及び電気配線貫通部

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

える環境条件として，判定基準に適切な余裕係数を 原子炉格納施設 原子炉格納容器（配管貫通部及び電気える環境条件として，判定基準に適切な余裕係数を

原子炉格納施設の兼用する設計（追加要求事項ではないが，本工認で必要な設計）（追加要求事項なし）

2.

原子炉格納容器を貫通する箇所及び出入口は，想 原子炉格納施設 要目表する設計

様式 1 への反映結果定される漏えい量その他の漏えい試験に影響を与－

8.1.4 原子炉格納容器配管貫通部及び電気配線貫通部

構造図

工認添付説明書との関係定される漏えい量その他の漏えい試験に影響を与原子炉格納容器を貫通する箇所及び出入口は，想構成する機器は脆性破壊及び破断が生じない設計

構成する機器は脆性破壊及び破断が生じない設計【44 条 4】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

通常運転時，運転時の異常な過渡変化時及び設計【44 条 3】

納容器バウンダリの健全性を保つ設計とする。

変 更基準事故時において，原子炉格納容器バウンダリを納容器バウンダリの健全性を保つ設計とする。

変 更

基本設計方針している各配管は，原子炉冷却材喪失事故時に必要とする配管及び計測制御系統施設に関連する小口
径配管を除いて，原則として原子炉格納容器の内側に 1 個，外側に 1 個の自動隔離弁を原子炉格納容器に近接した箇所に設ける設計とする。

とする配管及び計測制御系統施設に関連する小口

径配管を除いて，原則として原子炉格納容器の内側に 1 個，外側に 1 個の自動隔離弁を原子炉格納容器に近接した箇所に設ける設計とする。

内及び原子炉格納容器内に開口部がなく,かつ,原
子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊の際に損壊するおそれがない管,又は原子炉格納容器外側で閉じた系を構成した管で,原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常の際に,原子炉格納容器内で水封が維持され,かつ，原子炉格
納容器外へ導かれた漏えい水による放射性物質の放出量が,原子炉冷却材喪失事故の原子炉格納容器
内気相部からの漏えいによる放出量に比べ十分小さい配管については,原子炉格納容器の外側又は内側に少なくとも 1 個の隔離弁を原子炉格納容器に近接した箇所に設ける設計とする。

内及び原子炉格納容器内に開口部がなく,かつ,原

子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊の際に損壊するおそれがない管,又は原子炉格納容器外側で閉じた系を構成した管で,原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊その他の異常の際に,原子炉格納容器内で水封が維持され,かつ，原子炉格

納容器外へ導かれた漏えい水による放射性物質の放出量が,原子炉冷却材喪失事故の原子炉格納容器

内気相部からの漏えいによる放出量に比べ十分小さい配管については,原子炉格納容器の外側又は内側に少なくとも 1 個の隔離弁を原子炉格納容器に近接した箇所に設ける設計とする。

設置することも可能とする。

設置することも可能とする。

等により駆動機構等の機能が著しく低下するおそれがある箇所,配管が狭隘部を貫通する場合であって貫通部に近接した箇所に設置できないことによりその機能が著しく低下するような箇所には,貫通箇所の外側であって近接した箇所に 2 個の隔離弁を設ける設計とする。

等により駆動機構等の機能が著しく低下するおそれがある箇所,配管が狭隘部を貫通する場合であって貫通部に近接した箇所に設置できないことによりその機能が著しく低下するような箇所には,貫通箇所の外側であって近接した箇所に 2 個の隔離弁を設ける設計とする。

【44 条 10】貫通箇所の内側又は外側に設置する隔離弁は,一方の側の設置箇所における管であって,湿気や水滴貫通箇所の内側又は外側に設置する隔離弁は,一方の側の設置箇所における管であって,湿気や水滴【44 条 9】原子炉格納容器の内側で閉じた系を構成する管に設置する隔離弁は,遠隔操作にて閉止可能な弁を原子炉格納容器の内側で閉じた系を構成する管に設置する隔離弁は,遠隔操作にて閉止可能な弁を【44 条 8】

ただし，原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設

ただし，原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設【44 条 7】

原子炉格納容器内に開口し，原子炉格納容器を貫通している各配管は，原子炉冷却材喪失事故時に必要後原子炉格納容器内に開口し，原子炉格納容器を貫通【44 条 6】が可能な設計とする。

変 更

原子炉冷却材圧力バウンダリに連絡するか，又は前

原子炉冷却材圧力バウンダリに連絡するか，又はが可能な設計とする。

変 更

基本設計方針

3

－

－

－

－

工認添付説明書との関係（追加要求事項なし）－（追加要求事項なし）－（追加要求事項なし）－（追加要求事項なし）－

様式 1 への反映結果

前

後を設けない設計とする。

で原子炉格納容器を貫通する配管，その他隔離弁を設けることにより安全性を損なうおそれがあり，かつ，当該系統の配管により原子炉格納容器の隔離機能が失われない場合は，自動隔離弁を設けない設計

管，その他隔離弁を設けることにより安全性を損なうおそれがあり，かつ，当該系統の配管により原子炉格納容器の隔離機能が失われない場合は，自動隔離弁を設けない設計とする。

3. 原子炉格納施設の設計条件

2. 基本方針能を有する弁を設置する設計とする。また，重大事

置する設計とする。

特に隔離弁を設けない場合には，隔離弁を設置したのと同等の隔離機能を有する設計とする。

は制御棒駆動装置に関連する小口径配管であって特に隔離弁を設けない場合には，隔離弁を設置したのと同等の隔離機能を有する設計とする。

ない場合は，オリフィス又は過流量防止逆止弁を設置し，流出量抑制対策を講じる設計とする。

炉格納容器を貫通する計測系配管に隔離弁を設けない場合は，オリフィス又は過流量防止逆止弁を設置し，流出量抑制対策を講じる設計とする。

い設計とする。また，隔離弁のうち，隔離信号で自動閉止するものは，隔離信号が除去されても自動開とはならない設計とする。

おいても閉止状態が維持され隔離機能が喪失しない設計とする。また，隔離弁のうち，隔離信号で自動閉止するものは，隔離信号が除去されても自動開とはならない設計とする。

隔離弁は，想定される漏えい量その他の漏えい試【44 条 16】

隔離弁は，閉止後に駆動動力源が喪失した場合においても閉止状態が維持され隔離機能が喪失しな隔離弁は，閉止後に駆動動力源が喪失した場合に【44 条 15】

原子炉冷却材圧力バウンダリに接続される原子炉格納容器を貫通する計測系配管に隔離弁を設け原子炉冷却材圧力バウンダリに接続される原子【44 条 14】

原子炉格納容器を貫通する計測制御系統施設又は制御棒駆動装置に関連する小口径配管であって原子炉格納容器を貫通する計測制御系統施設又【44 条 13】計とする。

隔操作により容易かつ確実に開閉操作ができる設

故等の収束に必要な設備に係る配管の隔離弁は，遠故時及び重大事故等時に容易に閉鎖可能な隔離機

故時に容易に閉鎖可能な隔離機能を有する弁を設

4

－

－

－

－

3. 原子炉格納施設の設計条件

ただし，原則遠隔操作が可能であり，設計基準事 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書【44 条 12】とする。

ス系及び残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）

スプレイ冷却系）で原子炉格納容器を貫通する配隔離弁は，想定される漏えい量その他の漏えい試

3.1.9 原子炉格納容器隔離弁

設計基準事故及び重大事故等の収束に必要な非 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書【44 条 11】

常用炉心冷却系，可燃性ガス濃度制御系，不活性ガ

ただし，原則遠隔操作が可能であり，設計基準事

工認添付説明書との関係

原子炉格納容器を貫通する配管には，圧力開放板 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

変 更

可燃性ガス濃度制御系及び残留熱除去系（格納容器設計基準事故の収束に必要な非常用炉心冷却系，

変 更

基本設計方針－（追加要求事項なし）－（追加要求事項なし）－（追加要求事項なし）－

3.2 原子炉格納容器隔離弁に係る設計

3.2 原子炉格納容器隔離弁に係る設計

3.2 原子炉格納容器隔離弁に係る設計

様式 1 への反映結果る。また，隔離弁は動作試験ができる設計とする。

る。また，隔離弁は動作試験ができる設計とする。

原子炉建屋

める漏えい試験のうちＣ種試験ができる設計とす

める漏えい試験のうちＣ種試験ができる設計とす

性物質が漏えいすることによる敷地境界外の実効線量が「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針（平成 2 年 8 月 30 日原子力安全委員会）」に規定する線量を超えないよう，当該放射性物質の濃度を低減する設備として原子炉建屋原子炉棟を設置する。

性物質が漏えいすることによる敷地境界外の実効線量が「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針（平成 2 年 8 月 30 日原子力安全委員会）」に規定する線量を超えないよう，当該放射性物質の濃度を低減する設備として原子炉建屋原子炉棟を設置する。

送風機よりなる装置で，ドライウェル内のガスを循環冷却する設計とする。

送風機よりなる装置で，ドライウェル内のガスを循環冷却する設計とする。

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。

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。

の落下により燃料体等が破損して放射性物質の放出により公衆に放射線障害を及ぼすおそれがある場合において，原子炉建屋原子炉棟内に設置し，放射性物質の放散を防ぐことにより，放射性物質の放出による公衆への影響を低減できる設計とする。

の落下により燃料体等が破損して放射性物質の放出により公衆に放射線障害を及ぼすおそれがある場合において，原子炉建屋原子炉棟内に設置し，放射性物質の放散を防ぐことにより，放射性物質の放出による公衆への影響を低減できる設計とする。

【26 条 51】

新燃料貯蔵庫及び使用済燃料プールは，燃料体等【44 条 24】

気密性を確保する設計とする。

新燃料貯蔵庫及び使用済燃料プールは，燃料体等

気密性を確保する設計とする。

原子炉建屋原子炉棟に開口部を設ける場合には，【44 条 22】の負圧を確保し，原子炉格納容器から放射性物質のの負圧を確保し，原子炉格納容器から放射性物質の原子炉建屋原子炉棟に開口部を設ける場合には，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

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【44 条 21】

ドライウェル内ガス冷却装置は，冷却コイル及びドライウェル内ガス冷却装置は，冷却コイル及び【44 条 20】

原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊
又は故障の際に原子炉格納容器から気体状の放射原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊

2.1 原子炉建屋原子炉棟等

2. 原子炉建屋

又は故障の際に原子炉格納容器から気体状の放射2.1 原子炉建屋原子炉棟等

2.

器の漏えい率試験規程」（ＪＥＡＣ４２０３）に定【44 条 17】な余裕係数を見込み，日本電気協会「原子炉格納容器の漏えい率試験規程」（ＪＥＡＣ４２０３）に定後な余裕係数を見込み，日本電気協会「原子炉格納容変 更験に影響を与える環境条件として，判定基準に適切

前験に影響を与える環境条件として，判定基準に適切

変 更

基本設計方針

5

－

－

－

－

－

工認添付説明書との関係（追加要求事項なし）－（追加要求事項なし）－（追加要求事項なし）－（追加要求事項なし）－（追加要求事項なし）－（追加要求事項なし）

様式 1 への反映結果

前圧力低減設備その他の安全設備

後工認添付説明書との関係

様式 1 への反映結果（原子炉格納施設）

安全設備及び重大事故等対処設備が使用され3.6 原子炉格納施設

め，重大事故等対処設備としての基本設計方針に示す設計方針を適用する。ただし，多様性及び独立性防止する設計とする。

防止する設計とする。

（追加要求事項なし）（原子炉格納施設）

6

合に圧力差により自動的に働き，サプレッション・ Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

力がサプレッション・チェンバ圧力より低下した場想定される重大事故等時において，ドライウェル圧－

4.3 原子炉建屋外側ブローアウトパネルの設計

原子炉格納容器内に設置される真空破壊装置は， Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 3.6 真空破壊装置の設計【20 条 17】【57 条 17】

器外面に受ける圧力が設計を超えることはない。

イウェルへの逆流，あるいはドライウェルの破損をイウェルへの逆流，あるいはドライウェルの破損を器外面に受ける圧力が設計を超えることはない。

より，サプレッション・チェンバのプール水のドラより，サプレッション・チェンバのプール水のドラ

なお，発電用原子炉の運転時に原子炉格納容器に

真空破壊装置が，圧力差により自動的に働くことに

真空破壊装置が，圧力差により自動的に働くことに窒素を充てんしていることなどから，原子炉格納容

サプレッション・チェンバ間に設置された 11 台のサプレッション・チェンバ間に設置された 11 台のなお，発電用原子炉の運転時に原子炉格納容器にチェンバ圧力より下がった場合に，ドライウェルとチェンバ圧力より下がった場合に，ドライウェルと窒素を充てんしていることなどから，原子炉格納容

原子炉冷却材喪失事故後，ドライウェル内蒸気の凝縮が進み，ドライウェル圧力がサプレッション・

原子炉冷却材喪失事故後，ドライウェル内蒸気の3.1 真空破壊装置

3. 圧力低減設備その他の安全設備【74 条 24】

散の設計方針は適用しない。

基本方針のうち多様性及び独立性並びに位置的分

故対処設備はないことから，重大事故等対象設備の－る条件の下における健全性に関する説明書
2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散あるとともに，重大事故等時においても使用するた並びに位置的分散を考慮すべき対象の設計基準事4.3 原子炉建屋外側ブローアウトパネルの設計

安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 3.7 原子炉建屋原子炉棟に係る設計

別添-4 ブローアウトパネル関連設備の設計方針

る条件の下における健全性に関する説明書

Ｖ-1-1-6

3.1.16 原子炉建屋原子炉棟

原子炉建屋原子炉棟は，設計基準事故対処設備で Ｖ-1-1-6【68 条 3】【74 条 22】する。

閉状態の維持又は開放時に再閉止が可能な設計とに設置する原子炉建屋外側ブローアウトパネルは，

気密バウンダリの一部として原子炉建屋原子炉棟 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

ることができる設計とする。原子炉建屋原子炉棟のも，非常用ガス処理系により，内部の負圧を確保す

原子炉建屋原子炉棟は，重大事故等時において Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 3.7 原子炉建屋原子炉棟に係る設計

変 更凝縮が進み，ドライウェル圧力がサプレッション・

3.1 真空破壊装置

3.

変 更

基本設計方針前

後

原子炉冷却系統施設 要目表

3.1.15 真空破壊装置

工認添付説明書との関係却系）を設ける。

却系）を設ける。

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。

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。

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原子炉格納容器から気体状の放射性物質が漏えいすることによる敷地
境界外の実効線量が「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針（平成 2 年 8 月
30 日原子力安全委員会）」に規定する線量を超えないよう，当該放射性物質の濃度を低減する設備として残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）を設置する。

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原子炉格納容器から気体状の放射性物質が漏えいすることによる敷地

境界外の実効線量が「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針（平成 2 年 8 月

30 日原子力安全委員会）」に規定する線量を超えないよう，当該放射性物質の濃度を低減する設備として残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）を設置する。

【44 条 28】

な破断を想定した場合でも，放出されるエネルな破断を想定した場合でも，放出されるエネル

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

原子炉冷却材圧力バウンダリ配管の最も過酷

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）は，備として，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷備として，残留熱除去系（格納容器スプレイ冷【44 条 27】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

格納容器内において発生した熱を除去する設

7の圧力及び温度の上昇により原子炉格納容器 4.3.1 残留熱除去系の安全性を損なうことを防止するため，原子炉損壊又は故障の際に生ずる原子炉格納容器内 び系統図の圧力及び温度の上昇により原子炉格納容器－－

原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の 原子炉冷却系統施設に係る機器の配置を明示した図面及3.2.1 格納容器スプレイ冷却系

3.2 原子炉格納容器安全設備【66 条 14】【67 条 8】【67 条 16】【64 条 51】【65 条 12】【65 条 30】【66 条 6】【64 条 13】【64 条 24】
【64 条 33】【64 条 43】【63 条 22】【63 条 30】【63 条 26】
【64 条 6】

きる設計とする。

ム・フロア及び原子炉圧力容器基礎の破損を防止で

プレッション・チェンバの差圧によるダイヤフラ

チェンバのプール水逆流並びにドライウェルとサ

変 更損壊又は故障の際に生ずる原子炉格納容器内

原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の3.2.1 格納容器スプレイ冷却系

3.2 原子炉格納容器安全設備

変 更

基本設計方針原子炉格納施設の兼用する設計

2.5

する設計

（追加要求事項なし）－（追加要求事項なし）－

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・格納容器スプレイ冷却系③原子炉格納容器安全設備

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

2.

様式 1 への反映結果

前

後工認添付説明書との関係

プレッション・チェンバ内にスプレイすること び系統図
により，環境に放出される放射性物質の濃度を 4.3.1 残留熱除去系減少させる設計とする。

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。
する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・格納容器スプレイ冷却系

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，設計基準事
故時及び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。

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，設計基準事

故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。

る。

る。

発電用原子炉の運転中に試験ができる設計とする。また，設計基準事故時に動作する弁については，残留熱除去系ポンプ（格納容器スプレ
イ冷却系）が停止中に開閉試験ができる設計とする。

系）は，テストラインを構成することにより，発電用原子炉の運転中に試験ができる設計とする。また，設計基準事故時に動作する弁については，残留熱除去系ポンプ（格納容器スプレ

イ冷却系）が停止中に開閉試験ができる設計とする。
【44 条 33】

残留熱除去系ポンプ（格納容器スプレイ冷却系）は，テストラインを構成することにより，残留熱除去系ポンプ（格納容器スプレイ冷却【44 条 31】

施設として容量 3,400 m３，個数 1 個を設置す

サプレッション・チェンバは，設計基準対処

施設として容量 3,400 m ，個数 1 個を設置す

３

サプレッション・チェンバは，設計基準対処

事故の評価の条件を満足する設計とする。

事故の評価の条件を満足する設計とする。
【44 条 30】

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の仕様は，設置（変更）許可を申請した設計基準

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の仕様は，設置（変更）許可を申請した設計基準

8

－

－

－

(1) 設備共通の設計

響について「非常用炉心冷却設備又は格納容器【44 条 29】【54 条 107】

2.6 各機器固有の設計

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c.

設計（追加要求事項なし）－（追加要求事項なし）－（追加要求事項なし）－

圧力低減設備のポンプの有効吸込水頭に係るする設計

内の圧力及び温度並びに，冷却材中の異物の影

2.3 環境条件等

格納容器安全設備のポンプは，原子炉格納容器

格納容器安全設備のポンプは，原子炉格納容器兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関原子炉格納施設の兼用する設計

2.5

原子炉格納容器安全設備のうち，サプレッシ Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 2.

2.5③原子炉格納容器安全設備

ョン・チェンバのプール水を水源とする原子炉る条件の下における健全性に関する説明書

原子炉格納施設の兼用する設計

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

2.

様式 1 への反映結果

ョン・チェンバのプール水を水源とする原子炉

原子炉格納容器安全設備のうち，サプレッシ

チェンバのプール水をドライウェル内及びサ 原子炉冷却系統施設に係る機器の配置を明示した図面及チェンバのプール水をドライウェル内及びサ【44 条 25】

原子炉冷却材喪失事故時に，サプレッション・

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）は， 原子炉冷却系統施設 要目表【44 条 20】

変 更原子炉冷却材喪失事故時に，サプレッション・

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）は，

変 更

基本設計方針変 更前

基本設計方針後

3.6 原子炉格納施設

か，又は 1 系統をドライウェルスプレイ，もう1 系統を残留熱除去系（サプレッション・プー

（原子炉冷却系統施設）

能3.2.2 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機

Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書（原子炉格納施設）

常設代替交流電源設備からの給電により機能
9

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）は， 第 1-4-1 図 単線結線図（1／5）

【64 条 15】

プレイ冷却系）を復旧できる設計とする。

電源設備を使用し，残留熱除去系（格納容器ス

合の重大事故等対処設備として，常設代替交流（格納容器スプレイ冷却系）が起動できない場

全交流動力電源喪失により，残留熱除去系 第 1-4-1 図 単線結線図（1／5）

【64 条 2】

故等対処設備として使用できる設計とする。

器スプレイ冷却系）が使用できる場合は重大事 Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書

基準事故対処設備である残留熱除去系（格納容して，想定される重大事故等時において，設計する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・格納容器スプレイ冷却系兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関原子炉格納施設の兼用する設計

する設計

格納容器スプレイ冷却系

原子炉格納施設の兼用する設計

統図に関する取りまとめ機能を兼用する機器を含む原子炉格納施設の系

a.

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

2.

2.7

(2) その他各設備固有の設計

2.6 各機器固有の設計

・格納容器スプレイ冷却系③原子炉格納容器安全設備

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

2.

2.5

・格納容器スプレイ冷却系③原子炉格納容器安全設備

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

原子炉格納施設の兼用する設計

2.5③原子炉格納容器安全設備

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

原子炉格納施設の兼用する設計

する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・格納容器スプレイヘッダ③原子炉格納容器安全設備

2.5

原子炉格納容器内の冷却等のための設備と Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

【14 条 12】

冷却機能を代替できる設計とする。

ル冷却系）で運転することで原子炉格納容器のる条件の下における健全性に関する説明書
2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

去系 2 系統にてドライウェルスプレイを行う

また，このような場合においても，残留熱除 Ｖ-1-1-6【14 条 11】の冷却機能を達成できる設計とする。

断を想定した場合においても，原子炉格納容器

な単一故障の条件として，配管 1 箇所の全周破

チェンバ側）については，想定される最も過酷

原子炉格納施設の兼用する設計

様式 1 への反映結果

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 2.

3.6 原子炉格納施設

単一設計とする残留熱除去系（格納容器スプレ
イ冷却系）のスプレイヘッダ（サプレッション・る条件の下における健全性に関する説明書
2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

にわたって機能が要求される静的機器のうち，安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 2.

工認添付説明書との関係

おいて，設計基準事故が発生した場合に長期間重要度が特に高い安全機能を有する系統に Ｖ-1-1-6

変 更

変 更

前

基本設計方針後工認添付説明書との関係（原子炉冷却系統施設）

能3.2.2 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機

Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書（原子炉格納施設）（原子炉冷却系統施設）（原子炉格納施設）

却等の機能

3.2.2 重大事故等時における原子炉格納容器内の冷【64 条 52】

位置的分散の設計方針は適用しない。

備の基本方針のうち多様性及び独立性並びに故対処設備はないことから，重大事故等対処設に位置的分散を考慮すべき対象の設計基準事

10

3.6 原子炉格納施設

針を適用する。ただし，多様性及び独立性並び2.1 多重性又は多様性及び独立性並び位置的分散

故等対処設備としての基本方針に示す設計方

る条件の下における健全性に関する説明書

重大事故等時においても使用するため，重大事

換器は，設計基準事故対処設備であるとともに様式 1 への反映結果

格納容器スプレイ冷却系

原子炉格納施設の兼用する設計

統図に関する取りまとめ機能を兼用する機器を含む原子炉格納施設の系

a.

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

格納容器スプレイ冷却系

統図に関する取りまとめ機能を兼用する機器を含む原子炉格納施設の系

a.

2.5

する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・格納容器スプレイ冷却系③原子炉格納容器安全設備

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

原子炉格納施設の兼用する設計

2.7(2) その他各設備固有の設計

2.6 各機器固有の設計

2.5・格納容器スプレイ冷却系③原子炉格納容器安全設備

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

2.

2.7

(2) その他各設備固有の設計

2.6 各機器固有の設計

する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・格納容器スプレイ冷却系③原子炉格納容器安全設備

2.5

残留熱除去系ポンプ及び残留熱除去系熱交 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 2.

【64 条 35】とする。

海水系又は緊急用海水系から供給できる設計する。本系統に使用する冷却水は残留熱除去系

ることで原子炉格納容器を冷却できる設計と及びサプレッション・チェンバ内にスプレイすション・チェンバのプール水をドライウェル内を復旧し，残留熱除去系ポンプによりサプレッ

常設代替交流電源設備からの給電により機能

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）は， Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書る。

納容器スプレイ冷却系）を復旧できる設計とす

代替交流電源設備を使用し，残留熱除去系（格 Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書

きない場合の重大事故等対処設備として，常設

熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）が起動で機能喪失によるサポート系の故障により，残留 Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書

全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系

炉心の著しい損傷が発生した場合において， 第 1-4-1 図 単線結線図（1／5）

【64 条 16】とする。

海水系又は緊急用海水系から供給できる設計する。本系統に使用する冷却水は残留熱除去系

ることで原子炉格納容器を冷却できる設計と Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書

及びサプレッション・チェンバ内にスプレイすション・チェンバのプール水をドライウェル内を復旧し，残留熱除去系ポンプによりサプレッ Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書

変 更

前

後

を水源とし，残留熱除去系ポンプより残留熱除
去系熱交換器を介して循環冷却することにより，サプレッション・チェンバのプール水を除熱できる設計とする。

水源とし，残留熱除去系ポンプより残留熱除去系

熱交換器を介して循環冷却することにより，サプ

レッション・チェンバのプール水を除熱できる設

計とする。

－

工認添付説明書との関係（原子炉冷却系統施設）

能3.2.2 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機（原子炉冷却系統施設）

能3.2.2 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機（原子炉冷却系統施設）【64 条 24】
【64 条 43】できる設計とする。

去系（サプレッション・プール冷却系）を復旧

原子炉格納施設の兼用する設計

する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・サプレッション・プール冷却系

する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・サプレッション・プール冷却系

原子炉格納施設の兼用する設計

統図に関する取りまとめ機能を兼用する機器を含む原子炉格納施設の系

サプレッション・プール冷却系

2.5

る設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関す・サプレッション・プール冷却系③原子炉格納容器安全設備

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

2.

2.7

b.

(2) その他各設備固有の設計

2.6 各機器固有の設計

2.5③原子炉格納容器安全設備

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

2.

2.5

③原子炉格納容器安全設備

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

原子炉格納施設の兼用する設計（追加要求事項なし）

11

能

－

様式 1 への反映結果

2.7

図に関する取りまとめ機能を兼用する機器を含む原子炉格納施設の系統

b. サプレッション・プール冷却系(2) その他各設備固有の設計

3.2.2 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機 2.6 各機器固有の設計て，常設代替交流電源設備を使用し，残留熱除 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

起動できない場合の重大事故等対処設備とし熱除去系（サプレッション・プール冷却系）が機能喪失によるサポート系の故障により，残留 Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書

全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水系

炉心の著しい損傷が発生した場合において， 第 1-4-1 図 単線結線図（1／5）

【64 条 26】供給できる設計とする。

は，残留熱除去系海水系又は緊急用海水系からできる設計とする。本系統に使用する冷却水 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

ル水を冷却することで原子炉格納容器を冷却換器により，サプレッション・チェンバのプーり機能を復旧し，残留熱除去系ポンプ及び熱交 Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書系）は，常設代替交流電源設備からの給電によ

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却 第 1-4-1 図 単線結線図（1／5）

【64 条 2】する。

重大事故等対処設備として使用できる設計とッション・プール冷却系）が使用できる場合は Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

基準事故対処設備である残留熱除去系（サプレして，想定される重大事故等時において，設計

原子炉格納容器内の冷却等のための設備と Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

【44 条 32】

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却系）は，サプレッション・チェンバのプール水

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却3.2.2 サプレッション・プール冷却系

変 更系）は，サプレッション・チェンバのプール水を

3.2.2 サプレッション・プール冷却系

変 更

基本設計方針変 更前

後

工認添付説明書との関係（原子炉冷却系統施設）【64 条 52】

位置的分散の設計方針は適用しない。

備の基本方針のうち多様性及び独立性並びに故対処設備はないことから，重大事故等対処設に位置的分散を考慮すべき対象の設計基準事（計測制御系統施設）

能3.2.2 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機（計測制御系統施設）【66 条 39】

防止する設計とする。

12

能3.2.2 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機

ル（ドライウェル部）の床面への落下を遅延・ Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

力容器へ注入することで，溶融炉心のペデスタ

り，ほう酸水貯蔵タンクのほう酸水を原子炉圧統図に関する取りまとめする設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・サプレッション・プール冷却系

する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・ほう酸水注入系

2.5

する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・ほう酸水注入系③原子炉格納容器安全設備

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

原子炉格納施設の兼用する設計

2.5③原子炉格納容器安全設備

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

原子炉格納施設の兼用する設計

2.5③原子炉格納容器安全設備

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

ほう酸水注入系は，ほう酸水注入ポンプによ Ⅴ-1-1-4-4 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

【66 条 38】

力容器への注水と並行して行う。

び高圧代替注水系のいずれかによる原子炉圧

低圧代替注水系（可搬型），代替循環冷却系及る。なお，この場合は，低圧代替注水系（常設），備として，ほう酸水注入系を設ける設計とす

落下を遅延・防止するための重大事故等対処設 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉

サプレッション・プール冷却系機能を兼用する機器を含む原子炉格納施設の系b.

原子炉格納施設の兼用する設計

2.7(2) その他各設備固有の設計

2.6 各機器固有の設計

する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・サプレッション・プール冷却系③原子炉格納容器安全設備

2.5

Ⅴ-1-1-4-4 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

3.6 原子炉格納施設

針を適用する。ただし，多様性及び独立性並び2.1 多重性又は多様性及び独立性並び位置的分散

故等対処設備としての基本方針に示す設計方

る条件の下における健全性に関する説明書

重大事故等時においても使用するため，重大事系）は，設計基準事故対処設備であるとともに原子炉格納施設の兼用する設計

様式 1 への反映結果

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

2.

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 2.

【64 条 25】
【64 条 43】供給できる設計とする。

は，残留熱除去系海水系又は緊急用海水系から 3.2.2 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機能できる設計とする。本系統に使用する冷却水 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

ル水を冷却することで原子炉格納容器を冷却換器により，サプレッション・チェンバのプーり機能を復旧し，残留熱除去系ポンプ及び熱交 Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書系）は，常設代替交流電源設備からの給電によ

残留熱除去系（サプレッション・プール冷却 第 1-4-1 図 単線結線図（1／5）

変 更

3.2.3 ほう酸水注入系

基本設計方針変 更前

後

工認添付説明書との関係（原子炉本体）【66 条 40】を行う。

能について重大事故等対処設備としての設計（原子炉冷却系統施設）（原子炉格納施設）

能3.2.2 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機（原子炉冷却系統施設）（原子炉格納施設）

能3.2.2 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機

13

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，代 第 1-4-1 図 単線結線図（1／5）

【64 条 3】

下させることができる設計とする。

ことで，原子炉格納容器内の圧力及び温度を低イヘッダからドライウェル内にスプレイする

去系等を経由して原子炉格納容器内のスプレ系ポンプにより，代替淡水貯槽の水を残留熱除スプレイ冷却系（常設）は，常設低圧代替注水 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

合の重大事故等対処設備として，代替格納容器（格納容器スプレイ冷却系）が機能喪失した場

容器内冷却に用いる設備のうち，残留熱除去系 Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書

炉心の著しい損傷防止のための原子炉格納

強度評価

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関
する設計

2.

する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・代替格納容器スプレイ冷却系

原子炉格納施設の兼用する設計

2.5③原子炉格納容器安全設備

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

原子炉格納施設の兼用する設計

2.5

・代替格納容器スプレイ冷却系③原子炉格納容器安全設備

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

原子炉格納施設の兼用する設計b.

(1) 設備共通の設計

2.6 各機器固有の設計

する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・ほう酸水注入系③原子炉格納容器安全設備

2.5

常設低圧代替注水系ポンプによる代替格納 Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

容器スプレイ(1)【64 条 1】を設ける設計とする。

設）及び代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）設備として，代替格納容器スプレイ冷却系（常質の濃度を低下させるための重大事故等対処

炉格納容器内の圧力及び温度並びに放射性物

原子炉格納容器の破損を防止するために原子た，炉心の著しい損傷が発生した場合において Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

納容器内の圧力及び温度を低下させるため，ま炉心の著しい損傷を防止するために原子炉格

納容器内の冷却機能が喪失した場合において Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書

うち，設計基準事故対処設備が有する原子炉格

原子炉格納容器内の冷却等のための設備の原子炉格納施設の兼用する設計

様式 1 への反映結果

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

Ⅴ-3-別添 6 炉心支持構造物の強度に関する説明書

処設備として使用することから，流路に係る機 Ⅴ-3-3-3 原子炉圧力容器内部構造物の強度計算書

び原子炉圧力容器内部構造物を重大事故等対施設である原子炉圧力容器，炉心支持構造物及ほう酸水注入系の流路として，設計基準対象 Ⅴ-1-1-4-1 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

変 更3.2.4 代替格納容器スプレイ冷却系

基本設計方針変 更前

基本設計方針後工認添付説明書との関係（原子炉冷却系統施設）（原子炉格納施設）

能3.2.2 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機（原子炉冷却系統施設）（原子炉格納施設）

能3.2.2 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機

14

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，炉 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書【64 条 33】せることができる設計とする。

力及び温度並びに放射性物質の濃度を低下さにスプレイすることで，原子炉格納容器内の圧経由してスプレイヘッダからドライウェル内により，代替淡水貯槽の水を残留熱除去系等を冷却系（常設）は，常設低圧代替注水系ポンプ

事故等対処設備として，代替格納容器スプレイ

ン・プール冷却系）が起動できない場合の重大 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

レイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッショ系の故障により，残留熱除去系（格納容器スプ残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書

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（格納容器スプレイ冷却系）が機・代替格納容器スプレイ冷却系③原子炉格納容器安全設備

統図に関する取りまとめ機能を兼用する機器を含む原子炉格納施設の系

代替格納容器スプレイ冷却系する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・代替格納容器スプレイ冷却系

2.

する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・代替格納容器スプレイ冷却系

原子炉格納施設の兼用する設計

2.5③原子炉格納容器安全設備

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

原子炉格納施設の兼用する設計

2.5③原子炉格納容器安全設備

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

原子炉格納施設の兼用する設計

2.7

c.

(2) その他各設備固有の設計

2.6 各機器固有の設計

炉心の著しい損傷が発生した場合において， Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

【64 条 13】

きる設計とする。

容器内の圧力及び温度を低下させることがで

イウェル内にスプレイすることで，原子炉格納

原子炉格納容器内のスプレイヘッダからドラ

替淡水貯槽の水を残留熱除去系等を経由して設）は，常設低圧代替注水系ポンプにより，代 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

して使用する代替格納容器スプレイ冷却系（常が起動できない場合の重大事故等対処設備と留熱除去系（サプレッション・プール冷却系） Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書

留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）及び残系機能喪失によるサポート系の故障により，残様式 1 への反映結果
2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

全交流動力電源喪失又は残留熱除去系海水 Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

【64 条 4】

能な設計とする。

又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可

替所内電気設備を経由した常設代替交流電源 第 1-4-2 図 単線結線図（2／5）

変 更

変 更

前

基本設計方針後能3.2.2 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機

工認添付説明書との関係

3.6 原子炉格納施設

ン・チェンバと共通要因によって同時に機能を棟内の残留熱除去系ポンプ及びサプレッショ

格納槽内に設置することで，原子炉建屋原子炉

ンプ及び代替淡水貯槽は，常設低圧代替注水系

15

3.6 原子炉格納施設源を有する設計とする。常設低圧代替注水系ポ（格納容器スプレイ冷却系）に対して異なる水る条件の下における健全性に関する説明書
2.1 多重性又は多様性及び独立性並び位置的分散

ッション・チェンバを水源とする残留熱除去系

は，代替淡水貯槽を水源とすることで，サプレ兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関
する設計

2.5

する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・代替格納容器スプレイ冷却系③原子炉格納容器安全設備

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

原子炉格納施設の兼用する設計

2.5

・代替格納容器スプレイ冷却系③原子炉格納容器安全設備

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

また，代替格納容器スプレイ冷却系（常設） Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 2.

【64 条 54】る。

電する系統に対して独立性を有する設計とすことにより，非常用所内電気設備を経由して給る系統において，独立した電路で系統構成する

電動弁は，代替所内電気設備を経由して給電す

また，代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の3.6 原子炉格納施設

遠隔操作に対して多様性を有する設計とする。

る条件の下における健全性に関する説明書
2.1 多重性又は多様性及び独立性並び位置的分散

ことで，非常用交流電源設備からの給電による弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能とするする設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・代替格納容器スプレイ冷却系

原子炉格納施設の兼用する設計

2.5③原子炉格納容器安全設備

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

原子炉格納施設の兼用する設計

する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・代替格納容器スプレイ冷却系③原子炉格納容器安全設備

2.5

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）の電動 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 2.

【64 条 53】

設計とする。

容器スプレイ冷却系）に対して多様性を有する

留熱除去系ポンプを用いた残留熱除去系（格納用交流電源設備からの給電により駆動する残ることで，非常用所内電気設備を経由した非常代替交流電源設備からの給電により駆動できを経由した常設代替交流電源設備又は可搬型設低圧代替注水系ポンプを代替所内電気設備

る条件の下における健全性に関する説明書
2.1 多重性又は多様性及び独立性並び位置的分散

要因によって同時に機能を損なわないよう，常留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）と共通

様式 1 への反映結果
2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，残 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 2.

【64 条 51】

る。

防止するための設備として兼用する設計とす

心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損を

変 更

変 更

前

変 更

後

工認添付説明書との関係

3.6 原子炉格納施設

留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）に対しる条件の下における健全性に関する説明書
2.3 環境条件等（原子炉冷却系統施設）（原子炉格納施設）【64 条 7】

温度を低下させることができる設計とする。

レイすることで，原子炉格納容器内の圧力及びてスプレイヘッダからドライウェル内にスプ代替淡水貯槽の水を残留熱除去系等を経由し設備の水を，可搬型代替注水大型ポンプにより水中型ポンプ（直列 2 台）により西側淡水貯水16

能3.2.2 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機

器スプレイ冷却系（可搬型）は，可搬型代替注 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

場合の重大事故等対処設備として，代替格納容（格納容器スプレイ冷却系）の機能が喪失した

容器内冷却に用いる設備のうち，残留熱除去系 Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書

炉心の著しい損傷防止のための原子炉格納注水大型ポンプによる代替格納容器スプレイ

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関
する設計

設計

圧力低減設備のポンプの有効吸込水頭に係る

2.5

する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・代替格納容器スプレイ冷却系③原子炉格納容器安全設備

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

原子炉格納施設の兼用する設計c.

(1) 設備共通の設計

2.6 各機器固有の設計

2.5

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替 Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

【54 条 109】する能力を有する設計とする。

も小さい有効吸込水頭においても，正常に機能ンプは，代替淡水貯槽の圧力及び温度により最槽を水源とする原子炉格納容器安全設備のポする設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・代替格納容器スプレイ冷却系

原子炉格納施設の兼用する設計

2.5③原子炉格納容器安全設備

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

原子炉格納施設の兼用する設計

する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・代替格納容器スプレイ冷却系③原子炉格納容器安全設備

2.5

原子炉格納容器安全設備のうち，代替淡水貯 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 2.

【64 条 62】

る設計とする。

て重大事故等対処設備としての独立性を有す

2.1 多重性又は多様性及び独立性並び位置的分散る条件の下における健全性に関する説明書

系（常設）は，設計基準事故対処設備である残置的分散によって，代替格納容器スプレイ冷却

原子炉格納施設の兼用する設計

様式 1 への反映結果

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

これらの多様性及び系統の独立性並びに位 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 2.

【64 条 61】

対して独立性を有する設計とする。

3.6 原子炉格納施設の合流点までの系統について，残留熱除去系にる条件の下における健全性に関する説明書
2.1 多重性又は多様性及び独立性並び位置的分散

損なわないよう，水源から残留熱除去系配管と留熱除去系と共通要因によって同時に機能を代替格納容器スプレイ冷却系（常設）は，残 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 2.

【64 条 55】

損なわないよう位置的分散を図る設計とする。

(2)

基本設計方針変 更前

基本設計方針後工認添付説明書との関係（原子炉冷却系統施設）（原子炉格納施設）

能3.2.2 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機

能3.2.2 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機る設計とする。

空冷式のディーゼルエンジンにより駆動でき

中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，

17（原子炉冷却系統施設）

電が可能な設計とする。また，可搬型代替注水 Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書

源設備及び可搬型代替交流電源設備からの給代替所内電気設備を経由した常設代替交流電 第 1-4-2 図 単線結線図（2／5）

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は， 第 1-4-1 図 単線結線図（1／5）

【64 条 34】

る設計とする。

に放射性物質の濃度を低下させることができことで，原子炉格納容器内の圧力及び温度並び

イヘッダからドライウェル内にスプレイする

貯槽の水を残留熱除去系等を経由してスプレを，可搬型代替注水大型ポンプにより代替淡水プ（直列 2 台）により西側淡水貯水設備の水冷却系（可搬型）は，可搬型代替注水中型ポン事故等対処設備として，代替格納容器スプレイ

ン・プール冷却系）が起動できない場合の重大 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

レイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッショ（原子炉格納施設）

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関原子炉格納施設の兼用する設計

する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計
2.6 各機器固有の設計

2.5・代替格納容器スプレイ冷却系③原子炉格納容器安全設備

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

2.

2.5

・代替格納容器スプレイ冷却系系の故障により，残留熱除去系（格納容器スプ残留熱除去系海水系機能喪失によるサポート Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計③原子炉格納容器安全設備（原子炉冷却系統施設）する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・代替格納容器スプレイ冷却系

原子炉格納施設の兼用する設計

2.5③原子炉格納容器安全設備

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（格納容器スプレイ冷却系）が機

原子炉格納施設の兼用する設計

様式 1 への反映結果

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

炉心の著しい損傷が発生した場合において， Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

【64 条 14】設計とする。

内の圧力及び温度を低下させることができる

ェル内にスプレイすることで，原子炉格納容器系等を経由してスプレイヘッダからドライウ

ポンプにより代替淡水貯槽の水を残留熱除去

西側淡水貯水設備の水を，可搬型代替注水大型 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

可搬型代替注水中型ポンプ（直列 2 台）によりる代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は，ない場合の重大事故等対処設備として使用す Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（サプレッション・プール冷却系）が起動でき（格納容器スプレイ冷却系）及び残留熱除去系

全交流動力電源喪失により，残留熱除去系 Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

変 更

変 更

前

基本設計方針後工認添付説明書との関係

能3.2.2 重大事故等時における原子炉格納容器冷却機

3.6 原子炉格納施設

3.6 原子炉格納施設

18

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計
原子炉格納施設の兼用する設計

2.5

・代替格納容器スプレイ冷却系③原子炉格納容器安全設備

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

原子炉格納施設の兼用する設計

2.5

・代替格納容器スプレイ冷却系③原子炉格納容器安全設備

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

原子炉格納施設の兼用する設計

する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・代替格納容器スプレイ冷却系③原子炉格納容器安全設備

2.5

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 2.

【64 条 58】系）に対して異なる水源を有する設計とする。

3.6 原子炉格納施設

源とする残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却る条件の下における健全性に関する説明書
2.1 多重性又は多様性及び独立性並び位置的分散とすることで，サプレッション・チェンバを水は，西側淡水貯水設備又は代替淡水貯槽を水源

原子炉格納施設の兼用する設計

する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・代替格納容器スプレイ冷却系③原子炉格納容器安全設備

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

また，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型） Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 2.

【64 条 57】計とする。

して給電する系統に対して独立性を有する設成することにより，非常用所内電気設備を経由給電する系統において，独立した電路で系統構型）の電動弁は，代替所内電気設備を経由してる。また，代替格納容器スプレイ冷却系（可搬2.1 多重性又は多様性及び独立性並び位置的分散

る遠隔操作に対して多様性を有する設計とす

る条件の下における健全性に関する説明書ることで，非常用交流電源設備からの給電によ動弁は，ハンドルを設けて手動操作を可能とす

統図に関する取りまとめ
原子炉格納施設の兼用する設計

2.5

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）の電 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 2.

【64 条 56】

冷却系）に対して多様性を有する設計とする。

り構成される残留熱除去系（格納容器スプレイにより駆動することで，電動機駆動ポンプによ水大型ポンプを空冷式のディーゼルエンジン

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注る条件の下における健全性に関する説明書
2.1 多重性又は多様性及び独立性並び位置的分散

通要因によって同時に機能を損なわないよう，

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）と共代替格納容器スプレイ冷却系機能を兼用する機器を含む原子炉格納施設の系

c.

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

2.

様式 1 への反映結果(2) その他各設備固有の設計

2.7

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は， Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 2.

【64 条 51】する。

を防止するための設備として兼用する設計と炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は， Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書【64 条 8】

変 更

変 更

前

後

3.6 原子炉格納施設

3.6 原子炉格納施設

3.6 原子炉格納施設

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）に対る条件の下における健全性に関する説明書

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関【54 条 109】とする。

においても，正常に機能する能力を有する設計（原子炉冷却系統施設）

19

原子炉格納施設の兼用する設計

設計

圧力低減設備のポンプの有効吸込水頭に係る・代替循環冷却系③原子炉格納容器安全設備

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

ために必要な重大事故等対処設備のうち，原子 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

原子炉格納容器の過圧による破損を防止する

炉心の著しい損傷が発生した場合において，c.

(1) 設備共通の設計

する設計
2.6 各機器固有の設計

2.5

圧力及び温度により最も小さい有効吸込水頭

2.3 環境条件等

淡水貯槽，西側淡水貯槽，ＳＡ用海水ピットのする原子炉格納容器安全設備のポンプは，代替槽，西側淡水貯槽，ＳＡ用海水ピットを水源とする設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・代替格納容器スプレイ冷却系

原子炉格納施設の兼用する設計

2.5③原子炉格納容器安全設備

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

原子炉格納容器安全設備のうち，代替淡水貯 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 2.

【64 条 62】

する設計とする。

して重大事故等対処設備としての独立性を有

2.1 多重性又は多様性及び独立性並び位置的分散る条件の下における健全性に関する説明書

系（可搬型）は，設計基準事故対処設備である

置的分散によって，代替格納容器スプレイ冷却兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計
原子炉格納施設の兼用する設計

2.5

・代替格納容器スプレイ冷却系③原子炉格納容器安全設備

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

これらの多様性及び系統の独立性並びに位 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 2.

【64 条 61】

に対して独立性を有する設計とする。

3.6 原子炉格納施設との合流点までの系統について，残留熱除去系

る条件の下における健全性に関する説明書
2.1 多重性又は多様性及び独立性並び位置的分散を損なわないよう，水源から残留熱除去系配管

残留熱除去系と共通要因によって同時に機能する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・代替格納容器スプレイ冷却系

原子炉格納施設の兼用する設計

2.5③原子炉格納容器安全設備

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

原子炉格納施設の兼用する設計

する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・代替格納容器スプレイ冷却系③原子炉格納容器安全設備

2.5

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）は， Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 2.

【64 条 60】

2.1 多重性又は多様性及び独立性並び位置的分散分散を図った複数箇所に設置する設計とする。

る条件の下における健全性に関する説明書

接続できなくなることを防止するため，位置的

注水大型ポンプの接続口は，共通要因によって様式 1 への反映結果
2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 2.

【64 条 59】

図る設計とする。

て同時に機能を損なわないよう位置的分散を

2.1 多重性又は多様性及び独立性並び位置的分散

棟内の残留熱除去系ポンプと共通要因によっる条件の下における健全性に関する説明書

工認添付説明書との関係に分散して保管することで，原子炉建屋原子炉

注水大型ポンプは，原子炉建屋から離れた屋外

変 更

3.2.5 代替循環冷却系

基本設計方針変 更前

基本設計方針後

別添 4 代替循環冷却系の設計

破損防止機能3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧工認添付説明書との関係（原子炉冷却系統施設）

別添 4 代替循環冷却系の設計

破損防止機能3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧（原子炉冷却系統施設）

別添 4 代替循環冷却系の設計

た水とともに，格納容器ベント管を経て，サプから流出し，原子炉格納容器内へスプレイされ力容器又は原子炉格納容器内配管の破断口等

20

別添 4 代替循環冷却系の設計

破損防止機能3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧

原子炉圧力容器に注水された水は，原子炉圧 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書【66 条 30】する。

水系又は緊急用海水系から供給できる設計と本系統に使用する冷却水は，残留熱除去系海する。

注水することで溶融炉心を冷却できる設計と Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

残留熱除去系等を経由して原子炉圧力容器へ

より，サプレッション・チェンバのプール水を

代替循環冷却系

原子炉格納施設の兼用する設計e.

(2) その他各設備固有の設計

する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・代替循環冷却系

原子炉格納施設の兼用する設計

する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・代替循環冷却系

・代替循環冷却系③原子炉格納容器安全設備

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

2.

2.5

③原子炉格納容器安全設備

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

原子炉格納施設の兼用する設計

2.5③原子炉格納容器安全設備

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

代替循環冷却系は，代替循環冷却系ポンプに Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

【65 条 2】緊急用海水系により冷却できる設計とする。

に使用する冷却水は，残留熱除去系海水系又はび温度を低下できる設計とする。また，本系統

リを維持しながら原子炉格納容器内の圧力及の除熱を行うことで，原子炉格納容器バウンダ

注水及びサプレッション・チェンバのプール水

炉格納容器内へスプレイするとともに，原子炉器にて冷却し，残留熱除去系等を経由して原子ン・チェンバのプール水を残留熱除去系熱交換 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

し，代替循環冷却系ポンプによりサプレッショ

納容器の特徴を踏まえ多重性を有する設計とする設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関様式 1 への反映結果

2.6 各機器固有の設計

2.5

代替循環冷却系は，Ｍａｒｋ－Ⅱ型原子炉格 Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

【65 条 1】【66 条 29】

へのほう酸注入と並行して行う。

場合は，ほう酸水注入系による原子炉圧力容器

イウェル部）の床面への落下を遅延・防止する計とする。なお，溶融炉心のペデスタル（ドラ等対処設備として，代替循環冷却系を設ける設

床面への落下を遅延・防止するための重大事故に溶融炉心のペデスタル（ドライウェル部）のの設備及び炉心の著しい損傷が発生した場合

格納容器内の圧力及び温度を低下させるため

炉格納容器バウンダリを維持しながら原子炉

変 更

変 更

前

基本設計方針後工認添付説明書との関係（原子炉本体）Ⅴ-3-別添 6 炉心支持構造物の強度に関する説明書

Ⅴ-3-3-3 原子炉圧力容器内部構造物の強度計算書（原子炉冷却系統施設）

隔離弁を操作できる設計とすることで，代替循

がし装置は，人力により排出経路に設置されるにより駆動できる設計とする。格納容器圧力逃設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電

21

3.6 原子炉格納施設

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

2.1 多重性又は多様性及び独立性並び位置的分散る条件の下における健全性に関する説明書

らの給電により駆動できる設計とする。また，

して多様性を有する常設代替交流電源設備か代替循環冷却系

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関
する設計

強度評価

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関
する設計

2.5

する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・代替循環冷却系③原子炉格納容器安全設備

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

原子炉格納施設の兼用する設計

2.5

・代替循環冷却系③原子炉格納容器安全設備

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

原子炉格納施設の兼用する設計b.

(1) 設備共通の設計

2.6 各機器固有の設計

2.5

・代替循環冷却系③原子炉格納容器安全設備

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

原子炉格納施設の兼用する設計

統図に関する取りまとめ機能を兼用する機器を含む原子炉格納施設の系

e.

(2) その他各設備固有の設計

2.7

代替循環冷却系は，非常用交流電源設備に対 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 2.

【65 条 32】

設計とする。

3.6 原子炉格納施設

内の減圧手段を用いることで多様性を有するる条件の下における健全性に関する説明書
2.1 多重性又は多様性及び独立性並び位置的分散

いよう，原理の異なる冷却及び原子炉格納容器

置は，共通要因によって同時に機能を損なわな・代替循環冷却系③原子炉格納容器安全設備

2.6 各機器固有の設計

代替循環冷却系及び格納容器圧力逃がし装 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 2.

【65 条 10】【66 条 32】

処設備としての設計を行う。

とから，流路に係る機能について重大事故等対造物を重大事故等対処設備として使用するこ Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書

器，炉心支持構造物及び原子炉圧力容器内部構施設である残留熱除去系ポンプ，原子炉圧力容

原子炉格納施設の兼用する設計

様式 1 への反映結果

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

2.

代替循環冷却系の流路として，設計基準対象 Ⅴ-1-1-4-1 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

【65 条 5】【66 条 31】

な設計とする。

した常設代替交流電源設備からの給電が可能 第 1-4-2 図 単線結線図（2／5）

代替循環冷却系は，代替所内電気設備を経由 第 1-4-1 図 単線結線図（1／5）

【65 条 4】設計とする。

レッション・チェンバに戻ることで循環できる

変 更

変 更

前

基本設計方針後工認添付説明書との関係

3.6 原子炉格納施設

器圧力逃がし装置のフィルタ装置は原子炉建

3.6 原子炉格納施設

3.6 原子炉格納施設

る条件の下における健全性に関する説明書時に想定される最も小さい有効吸込水頭におによるろ過装置の性能評価により，重大事故等

成 20 年 2 月 27 日原子力安全・保安院制定））

いて（内規）」（平成 20・02・12 原院第 5 号（平c.

設計

圧力低減設備のポンプの有効吸込水頭に係る(1) 設備共通の設計

熱除去設備に係るろ過装置の性能評価等につ22

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

響について「非常用炉心冷却設備又は格納容器

2.5

2.6 各機器固有の設計

2.3 環境条件等

内の圧力及び温度並びに，冷却材中の異物の影

格納容器安全設備のポンプは，原子炉格納容器

ョン・チェンバのプール水を水源とする原子炉

する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・代替循環冷却系

原子炉格納施設の兼用する設計

2.5③原子炉格納容器安全設備

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

原子炉格納容器安全設備のうち，サプレッシ Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 2.

【65 条 36】る。

2.1 多重性又は多様性及び独立性並び位置的分散として，可能な限りの独立性を有する設計とす

る条件の下における健全性に関する説明書

圧力逃がし装置は，互いに重大事故等対処設備

置的分散によって，代替循環冷却系と格納容器する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・代替循環冷却系

原子炉格納施設の兼用する設計

2.5③原子炉格納容器安全設備

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

原子炉格納施設の兼用する設計

する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・代替循環冷却系③原子炉格納容器安全設備

2.5

これらの多様性及び流路の独立性並びに位 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 2.

【65 条 35】計とする。

る条件の下における健全性に関する説明書
2.1 多重性又は多様性及び独立性並び位置的分散

よう，流路を分離することで独立性を有する設

は，共通要因によって同時に機能を損なわない

原子炉格納施設の兼用する設計

様式 1 への反映結果

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

代替循環冷却系と格納容器圧力逃がし装置 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 2.

【65 条 34】

位置的分散を図る設計とする。

通要因によって同時に機能を損なわないよう

は原子炉建屋近傍の屋外に設置することで共作室差圧計は原子炉建屋付属棟に，圧力開放板

気ボンベユニット（空気ボンベ）及び第二弁操埋設）に，第二弁操作室遮蔽，第二弁操作室空

屋近傍の格納容器圧力逃がし装置格納槽（地下2.1 多重性又は多様性及び独立性並び位置的分散る条件の下における健全性に関する説明書

ンバは原子炉建屋原子炉棟内に設置し，格納容

留熱除去系熱交換器及びサプレッション・チェ

代替循環冷却系の代替循環冷却系ポンプ，残 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 2.

【65 条 33】計とする。

環冷却系に対して駆動源の多様性を有する設

変 更

変 更

前

後

【54 条 107】る。

いても，正常に機能する能力を有する設計とす

変 更（原子炉冷却系統施設）（原子炉格納施設）

別添 2 コリウムシールドの設計

溶融炉心冷却機能

3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器下部の（原子炉格納施設）

もに，落下した溶融炉心を冷却できる設計とすル部）にあらかじめ十分な水位を確保するとと炉心が落下するまでにペデスタル（ドライウェ

ペデスタル（ドライウェル部）へ注水し，溶融23

別添 2 コリウムシールドの設計

溶融炉心冷却機能

3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器下部のの水を格納容器下部注水系配管等を経由して Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡水貯槽備として，格納容器下部注水系（常設）は，常融炉心の冷却を行うための重大事故等対処設 Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書

ペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶（原子炉冷却系統施設）する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・格納容器下部注水系

4.4 コリウムシールドの設計

2.5③原子炉格納容器安全設備

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

原子炉格納施設の兼用する設計

4.4 コリウムシールドの設計

する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・格納容器下部注水系③原子炉格納容器安全設備

2.5

常設低圧代替注水系ポンプによるペデスタ Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

ル（ドライウェル部）への注水(1)【66 条 1】部）にコリウムシールドを設ける設計とする。

響を抑制するため，ペデスタル（ドライウェル

ル（ドライウェル部）のコンクリートへの熱影

互作用による侵食及び溶融炉心からペデスタ

スタル（ドライウェル部）のコンクリートの相ウェル部）へ落下する場合に，溶融炉心とペデ

炉心が原子炉圧力容器からペデスタル（ドライ（ドライウェル部）への注水と合わせて，溶融

納容器下部注水系（可搬型）によるペデスタル

ペデスタル（ドライウェル部）への注水及び格る。なお，格納容器下部注水系（常設）によるし，落下した溶融炉心の冷却が可能な設計とす

イウェル部）にあらかじめ十分な水位を確保

ェル部）に落下するまでに，ペデスタル（ドラする。また，溶融炉心がペデスタル（ドライウ

格納容器下部注水系（可搬型）を設ける設計と Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

設備として，格納容器下部注水系（常設）及び炉心を冷却するために必要な重大事故等対処

原子炉格納施設の兼用する設計

様式 1 への反映結果

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

工認添付説明書との関係

し，ペデスタル（ドライウェル部）に落下した Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書

原子炉格納容器の破損を防止するため，溶融炉心の著しい損傷が発生した場合において

3.2.6 格納容器下部注水系

基本設計方針

変 更

前

変 更

後

工認添付説明書との関係

別添 2 コリウムシールドの設計

溶融炉心冷却機能

3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器下部のる条件の下における健全性に関する説明書
2.3 環境条件等

注水大型ポンプによるペデスタル（ドライウェ（原子炉冷却系統施設）（原子炉格納施設）

24

可搬型代替注水中型ポンプ（直列 2 台）によ Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

備として，格納容器下部注水系（可搬型）は，

融炉心の冷却を行うための重大事故等対処設

ペデスタル（ドライウェル部）に落下した溶 Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書

ル部）への注水・格納容器下部注水系③原子炉格納容器安全設備

格納容器下部注水系

原子炉格納施設の兼用する設計

統図に関する取りまとめ機能を兼用する機器を含む原子炉格納施設の系

f.

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

圧力低減設備のポンプの有効吸込水頭に係る設計兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計
4.4 コリウムシールドの設計

2.5

・格納容器下部注水系③原子炉格納容器安全設備

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

原子炉格納施設の兼用する設計c.

(1) 設備共通の設計

2.6 各機器固有の設計

2.5

原子炉格納施設の兼用する設計

4.4 コリウムシールドの設計

・格納容器下部注水系③原子炉格納容器安全設備

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

2.

2.7

(2) その他各設備固有の設計

2.6 各機器固有の設計

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替 Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

【54 条 109】する能力を有する設計とする。

も小さい有効吸込水頭においても，正常に機能ンプは，代替淡水貯槽の圧力及び温度により最槽を水源とする原子炉格納容器安全設備のポ原子炉格納施設の兼用する設計

様式 1 への反映結果

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

2.

原子炉格納容器安全設備のうち，代替淡水貯 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 2.

【66 条 4】る。

リウムシールドは，耐震性を有する設計とす（ZrO２），個数が 1 個の設計とする。なお，コ

高さ 1.88 m，厚さ 0.15 m，材料がジルコニア

ンクリートへの熱影響を抑制するため，寸法が融炉心からペデスタル（ドライウェル部）のコのコンクリートの相互作用による侵食及び溶て，溶融炉心とペデスタル（ドライウェル部）（ドライウェル部）へと落下した場合においコリウムシールドは，溶融炉心がペデスタル Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書【66 条 3】設計とする。

可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な気設備を経由した常設代替交流電源設備又は 第 1-4-2 図 単線結線図（2／5）

格納容器下部注水系（常設）は，代替所内電 第 1-4-1 図 単線結線図（1／5）

【66 条 2】る。

(2)

基本設計方針変 更前

基本設計方針後

別添 2 コリウムシールドの設計

溶融炉心冷却機能

3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器下部の工認添付説明書との関係（原子炉冷却系統施設）

る。

リウムシールドは，耐震性を有する設計とす（ZrO２），個数が 1 個の設計とする。なお，コ

高さ 1.88 m，厚さ 0.15 m，材料がジルコニア

ンクリートへの熱影響を抑制するため，寸法が融炉心からペデスタル（ドライウェル部）のコのコンクリートの相互作用による侵食及び溶て，溶融炉心とペデスタル（ドライウェル部）（ドライウェル部）へと落下した場合におい25

別添 2 コリウムシールドの設計

溶融炉心冷却機能

3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器下部のコリウムシールドは，溶融炉心がペデスタル Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書【66 条 8】する。

ディーゼルエンジンにより駆動できる設計とプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式のな設計とする。また，可搬型代替注水中型ポン Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書

は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能

電気設備を経由した常設代替交流電源設備又 第 1-4-2 図 単線結線図（2／5）

格納容器下部注水系（可搬型）は，代替所内 第 1-4-1 図 単線結線図（1／5）

【66 条 7】る。

に，落下した溶融炉心を冷却できる設計とす部）にあらかじめ十分な水位を確保するとともが落下するまでにペデスタル（ドライウェル

スタル（ドライウェル部）へ注水し，溶融炉心た格納容器下部注水系配管等を経由してペデ

替淡水貯槽の水を建屋内にあらかじめ敷設しなお，可搬型代替注水大型ポンプにより，代とする。

とともに，落下した溶融炉心を冷却できる設計

ウェル部）にあらかじめ十分な水位を確保する

溶融炉心が落下するまでにペデスタル（ドライしてペデスタル（ドライウェル部）へ注水し，め敷設した格納容器下部注水系配管等を経由り，西側淡水貯水設備の水を建屋内にあらかじ

変 更原子炉格納施設の兼用する設計

する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・格納容器下部注水系

格納容器下部注水系

原子炉格納施設の兼用する設計

統図に関する取りまとめ機能を兼用する機器を含む原子炉格納施設の系

f.

格納容器下部注水系
4.4 コリウムシールドの設計

f.

(2) その他各設備固有の設計

2.6 各機器固有の設計

・格納容器下部注水系③原子炉格納容器安全設備

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

2.

2.7

(2) その他各設備固有の設計

2.6 各機器固有の設計

2.5③原子炉格納容器安全設備

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

2.

様式 1 への反映結果

変 更

前

後

工認添付説明書との関係【54 条 109】る能力を有する設計とする。

小さい有効吸込水頭においても，正常に機能す重大事故等対処設備としての独立性を有する及び格納容器下部注水系（可搬型）は，互いに置的分散によって，格納容器下部注水系（常設）

これらの多様性及び系統の独立性並びに位とする。

機能を損なわないよう位置的分散を図る設計

して保管することで，共通要因によって同時に

低圧代替注水系格納槽から離れた屋外に分散

ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは常設

注水系格納槽内に設置し，可搬型代替注水中型

常設低圧代替注水系ポンプは，常設低圧代替

水源を有する設計とする。

格納容器下部注水系（常設）に対して，異なる水源とすることで，代替淡水貯槽を水源とする型代替注水中型ポンプは，西側淡水貯槽設備をまた，格納容器下部注水系（可搬型）の可搬設計とする。

ジンによる駆動とすることで，多様性を有する

替注水大型ポンプを空冷式のディーゼルエン型）の可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代る電動機駆動とし，格納容器下部注水系（可搬及び可搬型代替交流電源設備からの給電によ

内電気設備を経由した常設代替交流電源設備

26

3.6 原子炉格納施設（常設）の常設低圧代替注水系ポンプを代替所

2.1 多重性又は多様性及び独立性並び位置的分散に機能を損なわないよう，格納容器下部注水系

る条件の下における健全性に関する説明書

圧力低減設備のポンプの有効吸込水頭に係る原子炉格納施設の兼用する設計

設計

2.5

する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・格納容器下部注水系③原子炉格納容器安全設備

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 2.

部注水系（可搬型）は，共通要因によって同時格納容器下部注水系（常設）及び格納容器下c.

(1) 設備共通の設計

ＳＡ用海水ピットの圧力及び温度により最もする設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関原子炉格納施設の兼用する設計

2.5

2.6 各機器固有の設計

2.3 環境条件等

る条件の下における健全性に関する説明書

様式 1 への反映結果

酸水貯蔵タンク，代替淡水貯槽，西側淡水貯槽，する原子炉格納容器安全設備のポンプは，ほう槽，西側淡水貯槽，ＳＡ用海水ピットを水源と原子炉格納容器安全設備のうち，代替淡水貯 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 2.

【66 条 11】変 更(3) 多重性又は多様性及び独立性，位置的分散

基本設計方針変 更

前【66 条 41】

設計とする。

変 更

後

別添 2 コリウムシールドの設計

溶融炉心冷却機能

3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器下部のⅤ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

工認添付説明書との関係

別添 2 コリウムシールドの設計

溶融炉心冷却機能

3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器下部のが 1.2 m の設計とする。なお，格納容器床ドレるため，格納容器床ドレンサンプ床面から高さ

容器機器ドレンサンプの排水流路から排出す

納容器床ドレンサンプの排水流路に加え，格納ル部）内の水位が 1.2 m 以上であるときに，格レンサンプ導入管は，ペデスタル（ドライウェ

レンサンプの排水流路のうち，格納容器機器ド

さが 1 m の設計とする。また，格納容器機器ドするため，格納容器床ドレンサンプ床面から高（ドライウェル部）内の水位を常時 1 m に維持

格納容器床ドレンサンプ導入管は，ペデスタル

27

別添 2 コリウムシールドの設計

溶融炉心冷却機能

3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器下部の格納容器床ドレンサンプの排水流路のうち， Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書【66 条 43】止する設計とする。

ル水のサプレッション・チェンバへの流出を防前に閉とし，原子炉圧力容器破損後のペデスタ

ト管に接続する排水弁は，原子炉圧力容器破損

要な水位を維持できる設計とする。また，ベンサンプの排水流路により排出されることで，必容器床ドレンサンプ及び格納容器機器ドレン

納容器床ドレンサンプに貯留された水が格納ウェル部）への流入水を制限するとともに，格した制限弁を自動閉止し，ペデスタル（ドライしてペデスタル（ドライウェル部）外側に設置

タル（ドライウェル部）内へ流入する配管に対号及び原子炉水位異常低下信号により，ペデス

ペデスタル排水系は，ドライウェル圧力高信 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書【66 条 42】する。

設備として，ペデスタル排水系を設ける設計と炉心を冷却するために必要な重大事故等対処

し，ペデスタル（ドライウェル部）に落下した原子炉格納容器の破損を防止するため，溶融炉心の著しい損傷が発生した場合において

3.2.7 ペデスタル排水系

基本設計方針原子炉格納施設の兼用する設計

原子炉格納施設の兼用する設計

原子炉格納施設の兼用する設計

4.4 コリウムシールドの設計

・ペデスタル排水系③原子炉格納容器安全設備

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

2.

4.4 コリウムシールドの設計

・ペデスタル排水系③原子炉格納容器安全設備

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

2.

4.4 コリウムシールドの設計

・ペデスタル排水系③原子炉格納容器安全設備

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

2.

様式 1 への反映結果

変 更

前

後

工認添付説明書との関係

別添 2 コリウムシールドの設計

溶融炉心冷却機能

3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器下部の【66 条 46】系に対して悪影響を及ぼさない設計とする。

タル排水系と同等の設計とし，ペデスタル排水

及ぼさない設計とする。また，安全弁はペデス配管に設置することにより，排水性に悪影響を置する安全弁は，排水流路の上部から分岐した・ペデスタル排水系③原子炉格納容器安全設備

原子炉格納施設の兼用する設計によりサプレッション・チェンバのプール水を
28（原子炉冷却系統施設）

高圧代替注水系は，蒸気タービン駆動ポンプ Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明【66 条 25】

行う。

原子炉圧力容器へのほう酸水注入と並行してる。なお，この場合は，ほう酸水注入系による原子炉格納施設の兼用する設計
2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

2.

する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・高圧代替注水系
2.5

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③原子炉格納容器安全設備

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

原子炉格納施設の兼用する設計

4.4 コリウムシールドの設計

・ペデスタル排水系③原子炉格納容器安全設備

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

2.

4.4 コリウムシールドの設計

Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
（原子炉冷却系統施設）

原子炉格納施設の兼用する設計

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

2.

様式 1 への反映結果

心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉

別添 2 コリウムシールドの設計

溶融炉心冷却機能

3.2.4 重大事故等時における原子炉格納容器下部の自主対策設備であるペデスタル排水系に設 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書【66 条 45】

導入管カバーは耐震性を有する設計とする。

サンプ導入管カバー及び格納容器機器ドレンを有した設計とする。なお，格納容器床ドレンへの悪影響を防止するため，異物混入防止機能

器ドレン導入管カバーは，異物による排水機能

床ドレンサンプ導入管カバー及び格納容器機

管カバーを設ける設計とする。また，格納容器

プ導入管カバー及び格納容器機器ドレン導入

ることを防止するため，格納容器床ドレンサン

び格納容器機器ドレンサンプ導入管が損傷す

下物により，格納容器床ドレンサンプ導入管及

原子炉圧力容器破損前までに想定される落 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書【66 条 44】する。

ン・チェンバへのデブリ流出を防止する設計とでデブリが凝固する構造とし，サプレッショ

水流路は，原子炉圧力容器破損後に排水流路内

ンサンプ及び格納容器機器ドレンサンプの排変 更3.2.8 高圧代替注水系

基本設計方針変 更前原子炉格納施設の兼用する設計

する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関

3.6 原子炉格納施設

2.1 多重性又は多様性及び独立性並び位置的分散

統図に関する取りまとめ【66 条 28】

（原子炉冷却系統施設）

水系ポンプにより，代替淡水貯槽の水を残留熱
29（原子炉冷却系統施設）

強度評価
原子炉格納施設の兼用する設計b.

(1) 設備共通の設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

原子炉格納施設の兼用する設計

2.5・低圧代替注水系③原子炉格納容器安全設備

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

低圧代替注水系（常設）は，常設低圧代替注 Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

【66 条 14】

行して行う。

による原子炉圧力容器へのほう酸水注入と並計とする。なお，この場合は，ほう酸水注入系

備として，低圧代替注水系（常設）を設ける設

落下を遅延・防止するための重大事故等対処設

心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉(1) 低圧代替注水系（常設）による原子炉注水する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関

2.6 各機器固有の設計

2.5・高圧代替注水系設備としての設計を行う。

③原子炉格納容器安全設備

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計から，流路に係る機能について重大事故等対処 Ⅴ-3-別添 6 炉心支持構造物の強度に関する説明書（原子炉本体）高圧代替注水系機能を兼用する機器を含む原子炉格納施設の系g.

原子炉格納施設の兼用する設計

2.7(2) その他各設備固有の設計物を重大事故等対処設備として使用すること施設である原子炉圧力容器及び炉心支持構造

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

2.6 各機器固有の設計

高圧代替注水系の流路として，設計基準対象 Ⅴ-1-1-4-1 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

【66 条 27】2.5・高圧代替注水系

る条件の下における健全性に関する説明書

可能な設計とし，中央制御室からの操作が可能 Ⅴ-1-1-6 安全設備及び重大事故等対処設備が使用されな設計とする。

③原子炉格納容器安全設備

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

2.

2.5

備又は可搬型代替直流電源設備からの給電が可搬型代替交流電源設備，常設代替直流電源設 第 1-4-2 図 単線結線図（2／5）

高圧代替注水系は，常設代替交流電源設備， 第 1-4-1 図 単線結線図（1／5）

【66 条 26】

設計とする。

・高圧代替注水系

様式 1 への反映結果

容器へ注水することで溶融炉心を冷却できる工認添付説明書との関係③原子炉格納容器安全設備

後

高圧炉心スプレイ系等を経由して，原子炉圧力変 更

3.2.9 低圧代替注水系

基本設計方針

変 更

前

2.

原子炉格納施設の兼用する設計（原子炉本体）【66 条 17】ての設計を行う。

に係る機能について重大事故等対処設備とし
Ⅴ-3-別添 6 炉心支持構造物の強度に関する説明書

事故等対処設備として使用することから，流路 Ⅴ-3-3-3 原子炉圧力容器内部構造物の強度計算書

構造物及び原子炉圧力容器内部構造物を重大基準対象施設である原子炉圧力容器，炉心支持兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関
する設計

強度評価

とする。

に注水することで溶融炉心を冷却できる設計

30

2.5

する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・低圧代替注水系

は残留熱除去系等を経由して原子炉圧力容器③原子炉格納容器安全設備

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

代替淡水貯槽の水を低圧炉心スプレイ系等又（原子炉冷却系統施設）

原子炉格納施設の兼用する設計

する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関設備の水を，可搬型代替注水大型ポンプにより水中型ポンプ（直列 2 台）により西側淡水貯水低圧代替注水系（可搬型）は，可搬型代替注 Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

【66 条 18】

並行して行う。

系による原子炉圧力容器へのほう酸水注入と設計とする。なお，この場合は，ほう酸水注入

2.5・低圧代替注水系

備として，低圧代替注水系（可搬型）を設ける③原子炉格納容器安全設備

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

原子炉格納施設の兼用する設計b.

(1) 設備共通の設計

2.6 各機器固有の設計

2.5・低圧代替注水系③原子炉格納容器安全設備

落下を遅延・防止するための重大事故等対処設（原子炉冷却系統施設）

統図に関する取りまとめ
原子炉格納施設の兼用する設計

心のペデスタル（ドライウェル部）の床面への炉心の著しい損傷が発生した場合に溶融炉

低圧代替注水系機能を兼用する機器を含む原子炉格納施設の系

h.

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

低圧代替注水系（常設）の流路として，設計 Ⅴ-1-1-4-1 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

2.7(2) その他各設備固有の設計

・低圧代替注水系
2.6 各機器固有の設計とする。

③原子炉格納容器安全設備

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計【66 条 16】型代替交流電源設備からの給電が可能な設計備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬 第 1-4-2 図 単線結線図（2／5）

低圧代替注水系（常設）は，代替所内電気設 第 1-4-1 図 単線結線図（1／5）

【66 条 15】・低圧代替注水系

様式 1 への反映結果ることで溶融炉心を冷却できる設計とする。

工認添付説明書との関係③原子炉格納容器安全設備

後除去系等を経由して原子炉圧力容器へ注水す

変 更(2) 低圧代替注水系（可搬型）による原子炉注水 Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

基本設計方針変 更前

後

工認添付説明書との関係

原子炉格納施設の兼用する設計

・低圧代替注水系
2.6 各機器固有の設計【66 条 20】

原子炉格納施設の兼用する設計

しての設計を行う。
【66 条 24】

（原子炉冷却系統施設）（原子炉格納施設）

3.2.7 原子炉格納容器外面への放水設備等

設備は，可搬型代替注水大型ポンプにより海水の重大事故等対処設備として，原子炉建屋放水31（原子炉冷却系統施設）

強度評価
原子炉格納施設の兼用する設計b.

(1) 設備共通の設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計③原子炉格納容器安全設備

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

原子炉格納施設の兼用する設計

2.5

・原子炉建屋放水設備③原子炉格納容器安全設備

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

大気への放射性物質の拡散を抑制するため Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

【70 条 1】

水設備を設ける設計とする。

料火災に対応できる設備として，原子炉建屋放 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

建屋周辺における航空機衝突による航空機燃

物質の拡散を抑制するための設備及び原子炉損に至った場合において，発電所外への放射性 Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書

炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破(1) 大気への拡散抑制及び航空機燃料火災対応する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関

2.6 各機器固有の設計

Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

Ⅴ-3-別添 6 炉心支持構造物の強度に関する説明書

2.5・低圧代替注水系

路に係る機能について重大事故等対処設備と③原子炉格納容器安全設備

大事故等対処設備として使用することから，流 Ⅴ-3-3-3 原子炉圧力容器内部構造物の強度計算書

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

持構造物及び原子炉圧力容器内部構造物を重（原子炉本体）低圧代替注水系（可搬型）の流路として，設 Ⅴ-1-1-4-1 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
計基準対象施設である原子炉圧力容器，炉心支する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・低圧代替注水系
2.5【66 条 21】

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計③原子炉格納容器安全設備（原子炉冷却系統施設）

原子炉格納施設の兼用する設計

統図に関する取りまとめ機能を兼用する機器を含む原子炉格納施設の系

低圧代替注水系

ンにより駆動できる設計とする。

注水大型ポンプは，空冷式のディーゼルエンジ

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替 Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

2.7

h.

(2) その他各設備固有の設計③原子炉格納容器安全設備計とする。

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

2.

様式 1 への反映結果

搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設設備を経由した常設代替交流電源設備又は可 第 1-4-2 図 単線結線図（2／5）

低圧代替注水系（可搬型）は，代替所内電気 第 1-4-1 図 単線結線図（1／5）

【66 条 19】

変 更

3.2.10 原子炉建屋放水設備

基本設計方針変 更前

基本設計方針後工認添付説明書との関係（原子炉格納施設）

3.2.7 原子炉格納容器外面への放水設備等

原子炉格納施設の兼用する設計

3.2.7 原子炉格納容器外面への放水設備等

Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

Ⅴ-1-1-4-別添 2 設定根拠に関する説明書（別添）3.2.7 原子炉格納容器外面への放水設備等【70 条 9】

合計 2 個を保管する。

応するため，1 個と故障時の予備として 1 個の

32

3.2.7 原子炉格納容器外面への放水設備等

Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

た，泡混合器の保有数は，航空機燃料火災に対 Ⅴ-1-1-4-別添 2 設定根拠に関する説明書（別添）MPa[gage]及び最高使用温度は 60℃とする。ま

（原子炉格納施設）

2.5

する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・原子炉建屋放水設備

し，使用する場合の最高使用圧力は，1.73③原子炉格納容器安全設備

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計で，泡消火薬剤を混合して放水できる設計と Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）

消火薬剤容器（大型ポンプ用）に接続すること

め，可搬型代替注水大型ポンプ，放水砲及び泡する設計兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関原子炉格納施設の兼用する設計

2.5

泡混合器は，航空機燃料火災に対応するた Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

【70 条 8】個を保管する。

の泡消火薬剤 5 m3 を 1 m3 毎に分け 5 個の計 10 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

泡消火薬剤 5 m3 を 1 m3 毎に分け 5 個，予備用プ用）の容量は約 1 m3/個であり，確保された Ⅴ-1-1-4-別添 2 設定根拠に関する説明書（別添）を保管する。なお、泡消火薬剤容器（大型ポン（原子炉格納施設）

・原子炉建屋放水設備確保し，故障時の予備用として 5 m3 の計 10 m3③原子炉格納容器安全設備

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

容量の泡消火薬剤を保管できる設計とする。泡（原子炉冷却系統施設）

消火薬剤の保有数は，必要な容量として 5 m3 Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書

燃料火災への泡消火に対応するために必要なする設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関原子炉格納施設の兼用する設計

2.5

泡消火薬剤容器（大型ポンプ用）は，航空機 Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

【70 条 7】

きる設計とする。

経由して放水砲から原子炉建屋周辺へ放水で（原子炉格納施設）

・原子炉建屋放水設備て，海水を泡消火薬剤と混合しながらホースを③原子炉格納容器安全設備

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

型代替注水大型ポンプにより泡混合器を通し Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書（原子炉冷却系統施設）

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計対処設備として，原子炉建屋放水設備は，可搬

航空機燃料火災に対応するための重大事故等

様式 1 への反映結果
・原子炉建屋放水設備
2.5

原子炉建屋周辺における航空機衝突による Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

【70 条 2】

建屋に向けて放水できる設計とする。

置場所を任意に設定し，複数の方向から原子炉 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲は，設建屋へ放水できる設計とする。

を取水し，ホースを経由して放水砲から原子炉 Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書

変 更

前

後
Ⅴ-1-1-4-別添 2 設定根拠に関する説明書（別添）

工認添付説明書との関係

3.2.7 原子炉格納容器外面への放水設備等

3.2.7 原子炉格納容器外面への放水設備等

原子炉格納施設の兼用する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関原子炉格納施設の兼用する設計

する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関原子炉格納施設の兼用する設計

する設計

原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊
又は故障の際に原子炉格納容器から気体状の放射性物質が漏えいすることによる敷地境界外の実効線量が「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針（平成 2 年 8 月 30 日原子力安全委員

又は故障の際に原子炉格納容器から気体状の放射性物質が漏えいすることによる敷地境界外の実効線量が「発電用軽水型原子炉施設の安全評価に関する審査指針（平成 2 年 8 月 30 日原子力安全委員

3.3 放射性物質濃度制御設備【70 条 6】

保管する。

有数として設置場所 12 箇所分の合計 48 本を計 24 本を保管することとし，予備を含めた保時の予備用として各設置場所に対して 2 本のため，保守点検用は考慮せずに，破れ等の破損

視点検であり，保守点検中でも使用可能であるとする。また，予備については，保守点検は目m，幅約 4 m（6 本））の合計 24 本使用する設計

び放水路 3 箇所の設置場所に計 6 本（高さ約 43 m（12 本），高さ約 2 m，幅約 3 m（6 本））及9 箇所の設置場所に計 18 本（高さ約 3 m，幅約

33

－

2.5

する設計

（追加要求事項なし）－

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・原子炉建屋放水設備に計 2 本設置することとし，雨水排水路集水桝③原子炉格納容器安全設備

3.2.7 原子炉格納容器外面への放水設備等

置場所に必要な幅に対して汚濁防止膜を二重2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

2.

2.5

・原子炉建屋放水設備③原子炉格納容器安全設備

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

2.

2.5

・原子炉建屋放水設備③原子炉格納容器安全設備

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

2.

様式 1 への反映結果

さ及び幅を有する設計とする。必要数は，各設 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

質の拡散を抑制するため，設置場所に応じた高汚濁防止膜（可搬型）は，海洋への放射性物 Ⅴ-1-1-4-別添 2 設定根拠に関する説明書（別添）【70 条 5】3 箇所）に設置できる設計とする。

12 箇所（雨水排水路集水桝 9 箇所及び放水路

搬型）は，汚染水が発電所から海洋に流出する

備は，汚濁防止膜等で構成し，汚濁防止膜（可 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書の重大事故等対処設備として，海洋拡散抑制設

海洋への放射性物質の拡散を抑制するため Ⅴ-1-1-4-別添 2 設定根拠に関する説明書（別添）【70 条 1】

拡散抑制設備を設ける設計とする。

物質の拡散を抑制するための設備として，海洋損に至った場合において，発電所外への放射性 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破(2) 海洋への拡散抑制

変 更原子炉冷却系統に係る発電用原子炉施設の損壊

3.3 放射性物質濃度制御設備

変 更

基本設計方針され，非常用ガス再循環系は，非常用ガス再循
環系排風機，非常用ガス再循環系フィルタトレ 構造図
イン等から構成される。放射性物質の放出を伴 8.3.5.2 原子炉建屋ガス処理系 非常用ガス処理系
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 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。

され，非常用ガス再循環系は，非常用ガス再循

環系排風機，非常用ガス再循環系フィルタトレ

イン等から構成される。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 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。

御設備並びに格納容器再循環設備

8.3.5

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】

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。

5.2 非常用ガス処理系排風機の設計する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・原子炉建屋ガス処理系

御設備並びに格納容器再循環設備④ 放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制

2.5

ス処理系及び非常用ガス再循環系のうち，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のよう素除去効率及びガス処理設備の処理容量は，設置（変更）許可を申請した設計基準事故の評価の条件をス処理系及び非常用ガス再循環系のうち，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のよう素除去効率及びガス処理設備の処理容量は，設置（変更）許可を申請した設計基準事故の評価の条件を

34（原子炉格納施設）

原子炉格納施設の兼用する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関
する設計

2.5

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・原子炉建屋ガス処理系

御設備並びに格納容器再循環設備④ 放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

原子炉格納施設の兼用する設計

5.2 非常用ガス処理系排風機の設計

2.5・原子炉建屋ガス処理系

御設備並びに格納容器再循環設備④ 放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

2.

原子炉建屋ガス処理系を構成する非常用ガ Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

8.3.5.2 原子炉建屋ガス処理系 非常用ガス処理系

構造図

御設備並びに格納容器再循環設備

放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制らの漏えい気体中に含まれるよう素を除去し， 原子炉格納施設 要目表

原子炉格納施設に係る機器の配置を明示した図面

却材喪失事故時に想定する原子炉格納容器か却材喪失事故時に想定する原子炉格納容器か（原子炉格納施設）

及び非常用ガス再循環系から構成し，原子炉冷及び非常用ガス再循環系から構成し，原子炉冷原子炉建屋ガス処理系を構成する非常用ガ

原子炉格納施設の兼用する設計

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

2.

（追加要求事項はないが，本工認で必要な設計）

様式 1 への反映結果

原子炉建屋ガス処理系は，非常用ガス処理系 Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 （追加要求事項はないが，本工認で必要な設計）【43 条 8】

常用ガス処理系フィルタトレイン等から構成

常用ガス処理系フィルタトレイン等から構成

原子炉建屋ガス処理系は，非常用ガス処理系

用ガス処理系は，非常用ガス処理系排風機，非 8.3.5
放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制系及び非常用ガス処理系から構成される。非常 原子炉格納施設に係る機器の配置を明示した図面

原子炉格納施設 要目表系及び非常用ガス処理系から構成される。非常原子炉建屋ガス処理系は非常用ガス再循環

工認添付説明書との関係

用ガス処理系は，非常用ガス処理系排風機，非原子炉建屋ガス処理系は非常用ガス再循環

3.3.1 原子炉建屋ガス処理系【44 条 20】

処理系を設置する。

3.3.1 原子炉建屋ガス処理系

物質の濃度を低減する設備として原子炉建屋ガス処理系を設置する。

後物質の濃度を低減する設備として原子炉建屋ガス

変 更会）」に規定する線量を超えないよう，当該放射性前会）」に規定する線量を超えないよう，当該放射性変 更

基本設計方針前満足する設計とする。

変 更

基本設計方針後工認添付説明書との関係

放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制時作業に係る線量限度に照らしても十分小さ

し，修復作業に係る従事者の被ばく線量は緊急

屋外の場合 4 日間，屋内の場合 2 日間を考慮

35

5.1 放射性物質濃度低減設備の単一故障に係る設備する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関

2.5

御設備並びに格納容器再循環設備

去又は修復のための作業期間として想定する

価指針に示された設計基準事故時の判断基準④ 放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

原子炉格納施設の兼用する設計

・原子炉建屋ガス処理系

3.6 原子炉格納施設

除去又は修復ができない場合で評価し，安全評

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計
5.1 放射性物質濃度低減設備の単一故障に係る設備

2.5・原子炉建屋ガス処理系

御設備並びに格納容器再循環設備④ 放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制を下回ることを確認する。また，単一故障の除る条件の下における健全性に関する説明書
2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散に対する放射線被ばくは，保守的に単一故障を想定される単一故障の発生に伴う周辺公衆 Ｖ-1-1-6【14 条 5】を仮定しない。

に除去又は修復できる設計とし，その単一故障

よう，安全上支障のない期間に単一故障を確実の放出に伴う被ばくの影響を最小限に抑える

破断を想定しても，単一故障による放射線物質想定される最も過酷な条件として，配管の全周

質の濃度低減機能が喪失する単一故障のうち，器内から漏れ出た場所の雰囲気中の放射性物

炉格納容器内又は放射性物質が原子炉格納容

原子炉格納施設の兼用する設計
2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 2.

3.6 原子炉格納施設

単一設計とする原子炉建屋ガス処理系の配管の一部については，当該設備に要求される原子2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

にわたって機能が要求される静的機器のうち，する設計
5.2 非常用ガス処理系排風機の設計

安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 2.

る条件の下における健全性に関する説明書

おいて，設計基準事故が発生した場合に長期間重要度が特に高い安全機能を有する系統に Ｖ-1-1-6

8.3.5.2 原子炉建屋ガス処理系 非常用ガス処理系

構造図

御設備並びに格納容器再循環設備

8.3.5

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関【26 条 51】

・原子炉建屋ガス処理系

による公衆への影響を低減できる設計とする。 原子炉格納施設に係る機器の配置を明示した図面
2.5

理系で処理することにより，放射性物質の放出④ 放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

御設備並びに格納容器再循環設備（原子炉格納施設）

原子炉格納施設の兼用する設計

する設計

様式 1 への反映結果

おそれがある場合において，原子炉建屋ガス処 原子炉格納施設 要目表

物質の放出により公衆に放射線障害を及ぼす

体等の落下により燃料体等が破損して放射性

新燃料貯蔵庫及び使用済燃料プールは，燃料 Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

【44 条 26】

満足する設計とする。

変 更

変 更

前

基本設計方針後

3.6 原子炉格納施設なる設計とする。

（原子炉格納施設）

4. 中央制御室の居住性評価

た放射性物質を含む気体を非常用ガス処理系

4. 中央制御室の居住性評価（個数 10）を操作し，容易かつ確実に開口部

原子炉格納施設の兼用する設計

する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関原子炉格納施設の兼用する設計

する設計【74 条 23】

(2) その他各設備固有の設計

2.6 各機器固有の設計

・原子炉建屋ガス処理系とする。

型代替交流電源設備からの給電が可能な設計④ 放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

2.

2.5

・原子炉建屋ガス処理系

御設備並びに格納容器再循環設備④ 放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

2.

2.5

・原子炉建屋ガス処理系

御設備並びに格納容器再循環設備④ 放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

原子炉格納施設の兼用する設計

御設備並びに格納容器再循環設備

36

する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・原子炉建屋ガス処理系

5.1 放射性物質濃度低減設備の単一故障に係る設備

2.5

御設備並びに格納容器再循環設備④ 放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制

ル閉止装置は，常設代替交流電源設備又は可搬が可能な設計とする。また，ブローアウトパネ

備に加えて，常設代替交流電源設備からの給電

原子炉建屋ガス処理系は，非常用交流電源設 第 1-4-1 図 単線結線図（1／5）

【74 条 21】

操作できる設計とする。

パネル閉止装置は現場においても，人力によりを閉止できる設計とする。また，ブローアウト

2.1 基本方針

中央制御室からブローアウトパネル閉止装置

アウトパネルを閉止する必要がある場合には， Ⅴ-1-7-3 中央制御室の居住性に関する説明書

処理系を起動する際に，原子炉建屋外側ブロー

炉心の著しい損傷が発生し，原子炉建屋ガス Ⅴ-1-1-4-別添 2 設定根拠に関する説明書（別添）4.2.1 原子炉建屋ガス処理系【74 条 20】

説明書
2.2.1 原子炉建屋ガス処理系

被ばくから防護する設計とする。

ことで，中央制御室にとどまる運転員を過度のした空気中の放射性物質の濃度を低減させる Ｖ-1-8-2 原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する排気筒から排気し，原子炉格納容器から漏えい

2.1 基本方針

格納容器から原子炉建屋原子炉棟に漏えいし屋原子炉棟を負圧に維持するとともに，原子炉 Ⅴ-1-7-3 中央制御室の居住性に関する説明書

及び非常用ガス処理系排風機により原子炉建

建屋ガス処理系は，非常用ガス再循環系排風機

原子炉格納施設の兼用する設計

様式 1 への反映結果

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

炉心の著しい損傷が発生した場合に，原子炉 Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

【14 条 7】

る条件の下における健全性に関する説明書
2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

クセスが可能であり，かつ，補修作業が容易と安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 2.

工認添付説明書との関係定される単一故障の除去又は修復のためのア

単一設計とする箇所の設計に当たっては，想 Ｖ-1-1-6【14 条 6】

くする設計とする。

変 更

変 更

前

基本設計方針後工認添付説明書との関係

4.2.1 原子炉建屋ガス処理系

原子炉建屋ガス処理系を設ける設計とする。

（原子炉格納施設）

4.2.1 原子炉建屋ガス処理系

4.2.1 原子炉建屋ガス処理系兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関原子炉格納施設の兼用する設計

する設計

2.6 各機器固有の設計

御設備並びに格納容器再循環設備
・原子炉建屋ガス処理系④ 放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

2.

2.5

・原子炉建屋ガス処理系

御設備並びに格納容器再循環設備④ 放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

原子炉格納施設の兼用する設計

2.5

・原子炉建屋ガス処理系

御設備並びに格納容器再循環設備④ 放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制設計とする。

37

原子炉格納施設の兼用する設計【68 条 5】て，常設代替交流電源設備からの給電が可能な

循環系排風機は，非常用交流電源設備に加え非常用ガス処理系排風機及び非常用ガス再 第 1-4-1 図 単線結線図（1／5）

【68 条 3】2.2.1 原子炉建屋ガス処理系

発を防止する設計とする。

説明書

び非常用ガス再循環系排風機を停止し，水素爆に達した場合には，非常用ガス処理系排風機及兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度が規定値 Ｖ-1-8-2 原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する 2.

【68 条 2】な設計とする。

よる原子炉建屋原子炉棟の損傷の防止が可能

建屋原子炉棟内に水素が滞留せず，水素爆発に

ガス処理系排気筒から排出することで，原子炉性物質を低減して主排気筒に隣接する非常用

2.2.1 原子炉建屋ガス処理系

常用ガス再循環系フィルタトレインにて放射

説明書

し，非常用ガス処理系フィルタトレイン及び非炉棟内に漏えいする水素等を含む気体を吸引能をもち，原子炉格納容器から原子炉建屋原子 Ｖ-1-8-2 原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する

循環系排風機は，負圧達成機能及び負圧維持機の非常用ガス処理系排風機及び非常用ガス再水素排出設備である原子炉建屋ガス処理系 Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

【68 条 1】2.2.1 原子炉建屋ガス処理系

大事故等対処設備として，水素排出設備である
2.5

御設備並びに格納容器再循環設備

説明書

・原子炉建屋ガス処理系④ 放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計するとともに，放射性物質を低減するための重（原子炉格納施設）

統図に関する取りまとめ

炉棟内に漏えいした水素等を含む気体を排出 Ｖ-1-8-2 原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関するるために原子炉格納容器から原子炉建屋原子原子炉建屋等の水素爆発による損傷を防止す

原子炉建屋ガス処理系機能を兼用する機器を含む原子炉格納施設の系

i.

様式 1 への反映結果

原子炉格納施設の兼用する設計

2.7

炉心の著しい損傷が発生した場合において Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

変 更

前

後

工認添付説明書との関係

統図に関する取りまとめ
原子炉格納施設の兼用する設計

重大事故等対処設備としての基本方針に示す

は酸素濃度 5 vol％未満に維持できる設計とする。

は酸素濃度 5 vol％未満に維持できる設計とする。

るための重大事故等対処設備として，水素濃度昇を抑制し，水素濃度を可燃限界未満に制御す

2.5

する設計

（追加要求事項なし）－

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・原子炉建屋ガス処理系

御設備並びに格納容器再循環設備④ 放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計（原子炉格納施設）

Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 3.5 可燃性ガス濃度制御設備の設計

38

2.2.2 静的触媒式水素再結合器

説明書

るために原子炉建屋原子炉棟内の水素濃度上 Ｖ-1-8-2 原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する

原子炉建屋等の水素爆発による損傷を防止す

炉心の著しい損傷が発生した場合において

3.4.2 水素濃度抑制系【44 条 18】することとあいまって，可燃限界に達しないた

ス系により原子炉格納容器内に窒素を充てん

ス系により原子炉格納容器内に窒素を充てん

めの制限値である水素濃度 4 vol％未満あるいため，可燃性ガス濃度制御系を設け，不活性ガ

ため，可燃性ガス濃度制御系を設け，不活性ガ

めの制限値である水素濃度 4 vol％未満あるい内で発生する水素及び酸素の反応を防止する内で発生する水素及び酸素の反応を防止するすることとあいまって，可燃限界に達しないた

原子炉冷却材喪失事故時に原子炉格納容器

3.4.1 可燃性ガス濃度制御系

3.4 可燃性ガス濃度制御設備【68 条 7】【74 条 24】

並びに位置的分散の設計方針は適用しない。

対象設備の基本方針のうち多様性及び独立性

基準事故対処設備はないことから，重大事故等

性並びに位置的分散を考慮すべき対象の設計－

3.6 原子炉格納施設

もに，重大事故等時においても使用するため，設計方針を適用する。ただし，多様性及び独立る条件の下における健全性に関する説明書
2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散系排風機は，設計基準事故対処設備であるとと非常用ガス処理系排風機，非常用ガス再循環 Ｖ-1-1-6

原子炉格納施設の兼用する設計

・原子炉建屋ガス処理系

重大事故等対処設備としての設計を行う。
【68 条 6】

御設備並びに格納容器再循環設備④ 放射性物質濃度制御設備及び可燃性ガス濃度制2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 2.

（放射性廃棄物の廃棄施設）

原子炉建屋ガス処理系機能を兼用する機器を含む原子炉格納施設の系i.

て使用することから，流路に係る機能について

ガス処理系排気筒を重大事故等対処設備としの流路として，設計基準対象施設である非常用様式 1 への反映結果(2) その他各設備固有の設計

2.7

水素排出設備である原子炉建屋ガス処理系 Ⅴ-1-1-4-5 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

変 更

原子炉冷却材喪失事故時に原子炉格納容器

3.4.1 可燃性ガス濃度制御系

3.4 可燃性ガス濃度制御設備

変 更

基本設計方針変 更

前

後4.2.2 静的触媒式水素再結合器

工認添付説明書との関係

様式 1 への反映結果（原子炉格納施設）【68 条 8】ける設計とする。

な計器・機器に悪影響がないよう離隔距離を設の高温ガスの排出が重大事故時の対処に重要ととし，静的触媒式水素再結合器の触媒反応時される原子炉建屋原子炉棟 6 階に設置するこ子炉棟内に漏えいした水素が滞留すると想定る。静的触媒式水素再結合器は，原子炉建屋原

境性が確認された型式品を設置する設計とす

窒素ガス代替注入系は，格納容器圧力逃がし（原子炉格納施設）

別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計

破損防止機能3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧（原子炉格納施設）【67 条 1】

設計とする。

めの設備として，可搬型窒素供給装置を設ける

39

別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計

格納容器の破損防止機能

3.2.5 重大事故等時における水素爆発による原子炉

備のうち，原子炉格納容器内を不活性化するた Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

損を防止するために必要な重大事故等対処設

原子炉格納容器内における水素爆発による破炉心の著しい損傷が発生した場合において Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 3.4【63 条 11】【65 条 20】素）の供給が可能な設計とする。

を用いて原子炉格納容器内に不活性ガス（窒めに，窒素供給装置及び窒素供給装置用電源車

及び原子炉格納容器の負圧破損を防止するた Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

装置使用後においても，可燃性ガスによる爆発

Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 3.4

4.2.2 静的触媒式水素再結合器

用いる性能を満足し，試験により性能及び耐環

2.2.2 静的触媒式水素再結合器

水素爆発を防止できる設計とする。また評価に説明書

素濃度の上昇を抑制し，原子炉建屋原子炉棟の結合させることで，原子炉建屋原子炉棟内の水漏えいした水素と酸素を触媒反応によって再 Ｖ-1-8-2 原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する

原子炉格納容器から原子炉建屋原子炉棟内に結合器は，運転員の起動操作を必要とせずに，低減設備の設計

原子炉格納容器の破損を防止するための水素濃度低減設備の設計

原子炉格納容器の破損を防止するための水素濃度

水素濃度制御設備である静的触媒式水素再 Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 3.5 可燃性ガス濃度制御設備の設計【68 条 1】

ける設計とする。

制御設備である静的触媒式水素再結合器を設

変 更

3.4.3 窒素ガス代替注入系

基本設計方針前後4.1.2 窒素供給装置

2.1.2 窒素供給装置

説明書

Ｖ-1-8-2 原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する工認添付説明書との関係（原子炉格納施設）

原子炉格納施設 要目表

4.1.2 窒素供給装置

2.1.2 窒素供給装置

説明書

Ｖ-1-8-2 原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計

格納容器の破損防止機能

3.2.5 重大事故等時における水素爆発による原子炉

構造図
8.3.6.1 不活性ガス系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。
【44 条 19】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。

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

格納容器圧力逃がし装置による原子炉格納

原子炉格納容器の過圧による破損を防止する

炉心の著しい損傷が発生した場合において容器の過圧破損防止(1)

3.6.1 格納容器圧力逃がし装置

3.6 圧力逃がし装置

40

破損防止機能3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧

Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書（原子炉格納施設）

原子炉格納施設の兼用する設計

2.5

する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・格納容器圧力逃がし装置⑥ 圧力逃がし装置

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

4.1.3 格納容器圧力逃がし装置

2.1.3 格納容器圧力逃がし装置する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関【67 条 4】・不活性ガス系
説明書

2.5⑤ 原子炉格納容器調気設備

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

原子炉格納施設の兼用する設計

2.5

・不活性ガス系⑤ 原子炉格納容器調気設備

時不活性化する設計とする。

（原子炉格納施設）

原子炉格納施設の兼用する設計
2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

2.

は，原子炉格納容器内を不活性ガス系により常 Ｖ-1-8-2 原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する損を防止できるよう，発電用原子炉の運転中

原子炉格納容器内における水素爆発による破低減設備の設計

原子炉格納容器の破損を防止するための水素濃度

様式 1 への反映結果（追加要求事項はないが，本工認で必要な設計）

炉心の著しい損傷が発生した場合において Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

するため，あらかじめ原子炉格納容器内に窒素 8.3.6 原子炉格納容器調気設備

不活性ガス系は，水素及び酸素の反応を防止 原子炉格納施設に係る機器の配置を明示した図面

3.5.1 不活性ガス系

3.5 原子炉格納容器調気設備【67 条 5】限界未満にできる設計とする。

容器内に発生する水素及び酸素の濃度を可燃

反応及び水の放射線分解等により原子炉格納 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

内に窒素を供給することで，ジルコニウム－水素供給装置用電源車で構成し，原子炉格納容器

可搬型窒素供給装置は，窒素供給装置及び窒 Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 3.4

変 更するため，あらかじめ原子炉格納容器内に窒素

不活性ガス系は，水素及び酸素の反応を防止

3.5.1 不活性ガス系

3.5 原子炉格納容器調気設備

変 更

基本設計方針変 更前

基本設計方針後
別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計

工認添付説明書との関係（原子炉格納施設）

別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計

破損防止機能3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧（原子炉格納施設）

別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計

破損防止機能3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧

別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計

破損防止機能3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧

41

格納容器圧力逃がし装置は，排気中に含まれ Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書【65 条 16】

受けない設計とする。

とで，長期的にも溶融炉心及び水没の悪影響を

長頂部よりも高い位置に接続箇所を設けるこ

高さを確保する設計とするとともに燃料有効

ル側からの排気では，ドライウェル床面からのェンバの水面からの高さを確保し，ドライウェ

チェンバ側からの排気ではサプレッション・チ

らも排気できる設計とする。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

格納容器圧力逃がし装置はサプレッション・ Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書【65 条 15】とする。

カリ性の状態（ｐＨ13 以上）に維持する設計

スクラビング水中に捕集・保持するためにアル Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書を除去できる設計とする。また，無機よう素を射性物質，ガス状の無機よう素及び有機よう素

原子炉格納施設の兼用する設計

様式 1 への反映結果する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・格納容器圧力逃がし装置

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関原子炉格納施設の兼用する設計

する設計

2.

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

原子炉格納施設の兼用する設計

2.5

・格納容器圧力逃がし装置⑥ 圧力逃がし装置

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

2.

圧力逃がし装置
・格納容器圧力逃がし装置
2.5⑥

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

原子炉格納施設の兼用する設計

2.5⑥ 圧力逃がし装置

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

フィルタ装置は，排気中に含まれる粒子状放 Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

【65 条 14】温度を低下できる設計とする。

量を低減しつつ，原子炉格納容器内の圧力及び排気中に含まれる放射性物質の環境への放出

排出（系統設計流量 13.4 kg/s）することで，原子炉建屋原子炉棟屋上に設ける放出口からルタ装置へ導き，放射性物質を低減させた後にガス系及び耐圧強化ベント系を経由して，フィ装置は，原子炉格納容器内雰囲気ガスを不活性計測制御装置等で構成し，格納容器圧力逃がし Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

タ，よう素除去部），圧力開放板，配管・弁類，（フィルタ容器，スクラビング水，金属フィル

格納容器圧力逃がし装置は，フィルタ装置 Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

【65 条 13】

設計とする。

設備として，格納容器圧力逃がし装置を設ける

炉格納容器内の圧力を大気中に逃がすためのために必要な重大事故等対処設備のうち，原子

変 更

変 更

前

基本設計方針後

別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計

破損防止機能3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧工認添付説明書との関係

別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計

破損防止機能3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧

別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計

破損防止機能3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧

別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計

破損防止機能3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧【65 条 24】

ら操作が可能な設計とする。

交流電源設備からの給電により，中央制御室か42

いては，常設代替交流電源設備又は可搬型代替 第 1-4-2 図 単線結線図（2／5）

排出経路に設置される隔離弁の電動弁につ 第 1-4-1 図 単線結線図（1／5）

【65 条 22】とする。

数 4）により容易かつ確実に操作が可能な設計に設置される隔離弁は，遠隔人力操作機構（個格納容器圧力逃がし装置使用時の排出経路 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書【65 条 19】を保安規定に定めて管理する。

子炉格納容器内へのスプレイを停止する運用

内圧力が規定の圧力まで減圧した場合には，原 運用に関する記載であり，保安規定にて対応

スプレイする場合においても，原子炉格納容器 ＜下線部＞に定めて管理する。仮に，原子炉格納容器内に器内へのスプレイは停止する運用を保安規定

納容器スプレイ冷却系等による原子炉格納容

原子炉格納容器が負圧とならないよう，代替格

格納容器圧力逃がし装置の使用に際しては， Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書【65 条 18】で，悪影響を及ぼさない設計とする。

装置と他の系統・機器を確実に隔離することる弁は直列で 2 個設置し，格納容器圧力逃がし

容器圧力逃がし装置と他の系統・機器を隔離す

炉施設とは共用しない設計とする。また，格納

格納容器圧力逃がし装置は，他の発電用原子 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書【65 条 17】できる設計とする。

及び酸素濃度が可燃領域に達することを防止

出できる設計とすることで，系統内で水素濃度

箇所にはベントラインを設け，可燃性ガスを排系統内に可燃性ガスが蓄積する可能性のある

不活性ガスで置換できる設計とするとともに，不活性ガス（窒素）で置換した状態で待機させ，る可燃性ガスによる爆発を防ぐため，系統内を変 更兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関原子炉格納施設の兼用する設計

する設計

原子炉格納施設の兼用する設計

原子炉格納施設の兼用する設計

する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・格納容器圧力逃がし装置

2.5

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・格納容器圧力逃がし装置⑥ 圧力逃がし装置

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

2.

2.5

⑥ 圧力逃がし装置

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

2.

－

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関
する設計

＜下線部＞

2.5

・格納容器圧力逃がし装置⑥ 圧力逃がし装置

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

2.

2.5

・格納容器圧力逃がし装置⑥ 圧力逃がし装置

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

様式 1 への反映結果

変 更

前

基本設計方針後工認添付説明書との関係

別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計

破損防止機能3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧

Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書（原子炉格納施設）（原子炉格納施設）

別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計

破損防止機能3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧（原子炉格納施設）

3.6 原子炉格納施設

内の減圧手段を用いることで多様性を有する

して多様性を有する常設代替交流電源設備か
43る条件の下における健全性に関する説明書

代替循環冷却系は，非常用交流電源設備に対 Ｖ-1-1-6【65 条 32】

する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・格納容器圧力逃がし装置する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・格納容器圧力逃がし装置

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

原子炉格納施設の兼用する設計

2.5⑥ 圧力逃がし装置

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

原子炉格納施設の兼用する設計

2.5⑥ 圧力逃がし装置

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 2.

2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

いよう，原理の異なる冷却及び原子炉格納容器設計とする。

る条件の下における健全性に関する説明書

置は，共通要因によって同時に機能を損なわなする設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・格納容器圧力逃がし装置

原子炉格納施設の兼用する設計

2.5⑥ 圧力逃がし装置

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

原子炉格納施設の兼用する設計

する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・格納容器圧力逃がし装置⑥ 圧力逃がし装置

2.5

安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 2.

別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計

破損防止機能3.2.3 重大事故等時における原子炉格納容器の過圧

代替循環冷却系及び格納容器圧力逃がし装 Ｖ-1-1-6【65 条 28】【67 条 23】

設計とする。

フィルタ装置にスクラビング水を補給できる Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより備又は代替淡水貯槽から，可搬型代替注水中型

原子炉格納施設の兼用する設計

統図に関する取りまとめ

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

格納容器圧力逃がし装置は，西側淡水貯水設 Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

【65 条 27】【67 条 22】できる設計とする。

数 1）によりサプレッション・チェンバへ移送

移送ポンプ（容量 10 m３/h/個，揚程 40 m，個装置使用後にフィルタ装置スクラビング水を Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書することを防止するため，格納容器圧力逃がしにより発生する水素がフィルタ装置内に蓄積

格納容器圧力逃がし装置機能を兼用する機器を含む原子炉格納施設の系

j.

(2) その他各設備固有の設計

2.7

格納容器圧力逃がし装置は，水の放射線分解 Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

【65 条 25】

低い圧力で破裂する設計とする。

炉格納容器からの排気圧力と比較して十分に逃がし装置の使用の妨げにならないよう，原子する設計

様式 1 への反映結果

2.6 各機器固有の設計

系統内に設ける圧力開放板は，格納容器圧力 Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

変 更

変 更

前

基本設計方針器圧力逃がし装置のフィルタ装置は原子炉建計とする。

として，可能な限りの独立性を有する設計とす【65 条 36】44

2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散
3.6 原子炉格納施設

圧力逃がし装置は，互いに重大事故等対処設備

る。

る条件の下における健全性に関する説明書

置的分散によって，代替循環冷却系と格納容器

これらの多様性及び流路の独立性並びに位 Ｖ-1-1-6

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関
する設計

2.5

する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・格納容器圧力逃がし装置⑥ 圧力逃がし装置

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

原子炉格納施設の兼用する設計

2.5

・格納容器圧力逃がし装置⑥ 圧力逃がし装置

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

原子炉格納施設の兼用する設計

する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・格納容器圧力逃がし装置⑥ 圧力逃がし装置

2.5

安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 2.

2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散
3.6 原子炉格納施設

よう，流路を分離することで独立性を有する設【65 条 35】

る条件の下における健全性に関する説明書

は，共通要因によって同時に機能を損なわない

代替循環冷却系と格納容器圧力逃がし装置 Ｖ-1-1-6【65 条 34】

位置的分散を図る設計とする。

通要因によって同時に機能を損なわないよう

は原子炉建屋近傍の屋外に設置することで共作室差圧計は原子炉建屋付属棟に，圧力開放板

気ボンベユニット（空気ボンベ）及び第二弁操埋設）に，第二弁操作室遮蔽，第二弁操作室空原子炉格納施設の兼用する設計

する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・格納容器圧力逃がし装置

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 2.

3.6 原子炉格納施設

ンバは原子炉建屋原子炉棟内に設置し，格納容屋近傍の格納容器圧力逃がし装置格納槽（地下る条件の下における健全性に関する説明書
2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

留熱除去系熱交換器及びサプレッション・チェ

代替循環冷却系の代替循環冷却系ポンプ，残 Ｖ-1-1-6【65 条 33】計とする。

環冷却系に対して駆動源の多様性を有する設隔離弁を操作できる設計とすることで，代替循

がし装置は，人力により排出経路に設置されるにより駆動できる設計とする。格納容器圧力逃設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電様式 1 への反映結果⑥ 圧力逃がし装置

2.5

安全設備及び重大事故等対処設備が使用され 2.

3.6 原子炉格納施設

備に対して多様性を有する常設代替交流電源

格納容器圧力逃がし装置は，非常用交流電源設

工認添付説明書との関係
2.1 多重性又は多様性及び独立性並びに位置的分散

後らの給電により駆動できる設計とする。また，

変 更

変 更

前

変 更

後

（原子炉格納施設）

4.1.3 格納容器圧力逃がし装置

2.1.3 格納容器圧力逃がし装置

説明書

Ｖ-1-8-2 原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計

格納容器の破損防止機能

3.2.5 重大事故等時における水素爆発による原子炉（原子炉格納施設）

別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計

格納容器の破損防止機能

3.2.5 重大事故等時における水素爆発による原子炉（原子炉格納施設）

統内で水素濃度及び酸素濃度が可燃領域に達

可燃性ガスを排出できる設計とすることで，系る可能性のある箇所にはベントラインを設け，きる設計とし，排出経路に可燃性ガスが蓄積す45

別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計

格納容器の破損防止機能

3.2.5 重大事故等時における水素爆発による原子炉

ベント開始後においても不活性ガスで置換で Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

不活性ガス（窒素）で置換した状態で待機させ，る可燃性ガスによる爆発を防ぐため，系統内を兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関
する設計

2.5

する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・格納容器圧力逃がし装置⑥ 圧力逃がし装置

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

原子炉格納施設の兼用する設計

2.5

・格納容器圧力逃がし装置⑥ 圧力逃がし装置

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

格納容器圧力逃がし装置は，排気中に含まれ Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

【67 条 9】する。

内の水素及び酸素を大気に排出できる設計と放射線分解等により発生する原子炉格納容器を低減しつつ，ジルコニウム－水反応及び水の4.1.3 格納容器圧力逃がし装置

排気中に含まれる放射性物質の環境への排出

説明書
2.1.3 格納容器圧力逃がし装置

ら排出（系統設計流量 13.4 kg/s）することで，に原子炉建屋原子炉棟屋上に設ける放出口かィルタ装置へ導き，放射性物質を低減させた後 Ｖ-1-8-2 原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する内雰囲気ガスを不活性ガス系等を経由して，フ損傷が発生した場合において，原子炉格納容器

弁類，計測制御装置等で構成し，炉心の著しいィルタ，よう素除去部），圧力開放板，配管・装置（フィルタ容器，スクラビング水，金属フ Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

として，格納容器圧力逃がし装置は，フィルタを大気へ排出するための重大事故等対処設備

原子炉格納施設の兼用する設計

する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・格納容器圧力逃がし装置⑥ 圧力逃がし装置

2.5

原子炉格納容器内に滞留する水素及び酸素 Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

【67 条 2】設計とする。

設備として，格納容器圧力逃がし装置を設ける

留する水素及び酸素を大気へ排出するための原子炉格納施設の兼用する設計

様式 1 への反映結果

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

工認添付説明書との関係損を防止できるように，原子炉格納容器内に滞 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書

原子炉格納容器内における水素爆発による破炉心の著しい損傷が発生した場合において(2) 格納容器圧力逃がし装置による水素排出

基本設計方針変 更前

基本設計方針後4.1.3 格納容器圧力逃がし装置

2.1.3 格納容器圧力逃がし装置

説明書

Ｖ-1-8-2 原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する工認添付説明書との関係

4.1.3 格納容器圧力逃がし装置

2.1.3 格納容器圧力逃がし装置

説明書

4.1.3 格納容器圧力逃がし装置

2.1.3 格納容器圧力逃がし装置

説明書（原子炉冷却系統施設）【67 条 23】

設計とする。

原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する46

4.1.3 格納容器圧力逃がし装置

2.1.3 格納容器圧力逃がし装置

説明書

Ｖ-1-8-2

別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計

格納容器の破損防止機能

3.2.5 重大事故等時における水素爆発による原子炉

Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書（原子炉格納施設）

フィルタ装置にスクラビング水を補給できる Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書

ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプにより備又は代替淡水貯槽から，可搬型代替注水中型

原子炉格納施設の兼用する設計

様式 1 への反映結果

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関原子炉格納施設の兼用する設計

する設計

2.5

2.5

する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・格納容器圧力逃がし装置⑥ 圧力逃がし装置

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

原子炉格納施設の兼用する設計

る設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関す・格納容器圧力逃がし装置⑥ 圧力逃がし装置

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

2.

2.5

・格納容器圧力逃がし装置⑥ 圧力逃がし装置

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

2.

格納容器圧力逃がし装置は，西側淡水貯水設 Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

【67 条 22】送できる設計とする。

原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計

格納容器の破損防止機能

3.2.5 重大事故等時における水素爆発による原子炉

個数 1）によりサプレッション・チェンバへ移 Ｖ-1-8-2

移送ポンプ（容量 10 m３／h／個，揚程 40 m，装置使用後にフィルタ装置スクラビング水をすることを防止するため，格納容器圧力逃がしにより発生する水素がフィルタ装置内に蓄積

格納容器圧力逃がし装置は，水の放射線分解 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書【67 条 19】

数 4）を有する設計とする。

原子炉格納施設の水素濃度低減性能に関する別添 3 格納容器圧力逃がし装置の設計

格納容器の破損防止機能

3.2.5 重大事故等時における水素爆発による原子炉

かつ確実に操作が可能な遠隔人力操作機構（個 Ｖ-1-8-2

また，駆動源喪失時であっても人力により容易

央制御室のスイッチで操作が可能な設計とし，／Ｗ側），第二弁及び第二弁バイパス弁は，中に設置される第一弁（Ｓ／Ｃ側），第一弁（Ｄ

格納容器圧力逃がし装置使用時の排出経路 Ⅴ-1-8-1 原子炉格納施設の設計条件に関する説明書【67 条 10】することを防止できる設計とする。

変 更

変 更

前

変 更

後

（原子炉冷却系統施設）（計測制御系統施設）（原子炉格納施設）（原子炉冷却系統施設）（原子炉冷却系統施設）（原子炉冷却系統施設）のフィルタ装置へのスクラビング水補給の水の水源として，また，格納容器圧力逃がし装置

水系（常設）及び格納容器下部注水系（可搬型）器スプレイ冷却系（可搬型），格納容器下部注

格納容器スプレイ冷却系（常設），代替格納容水系（常設），低圧代替注水系（可搬型），代替47（原子炉格納施設）能喪失した場合の代替手段である低圧代替注 Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書の注水に使用する設計基準事故対処設備が機おいて，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器へする設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・重大事故等の収束に必要となる水源

2.5

する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・重大事故等の収束に必要となる水源⑦ 水源に係る設備

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

原子炉格納施設の兼用する設計

2.5⑦ 水源に係る設備

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

原子炉格納施設の兼用する設計

する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・重大事故等の収束に必要となる水源⑦ 水源に係る設備

2.5

代替淡水貯槽は，想定される重大事故等時に Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

【71 条 3】る。

場合に，海を水源として利用できる設計とす

槽を代替淡水源とする。また，淡水が枯渇した

大事故等の対応を実施する際には，代替淡水貯淡水源とし，西側淡水貯水設備を水源として重応を実施する際には，西側淡水貯水設備を代替

原子炉格納施設の兼用する設計
2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

代替淡水貯槽を水源として重大事故等の対 Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

【71 条 2】

ク及び純水貯蔵タンク）を設ける設計とする。

（多目的タンク，原水タンク，ろ過水貯蔵タン

水源とは別に，代替淡水源として淡水タンクする設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・重大事故等の収束に必要となる水源⑦ 水源に係る設備

2.5

また，これら重大事故等の収束に必要となる Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

【71 条 1】して設ける設計とする。

ンクを重大事故等の収束に必要となる水源とサプレッション・チェンバ及びほう酸水貯蔵タ

設備として，代替淡水貯槽，西側淡水貯水設備，の量を供給するために必要な重大事故等対処して重大事故等の収束に必要となる十分な水 Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書

準事故対処設備及び重大事故等対処設備に対を有する水源を確保することに加えて，設計基

原子炉格納施設の兼用する設計

様式 1 への反映結果

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

工認添付説明書との関係

重大事故等の収束に必要となる十分な量の水 Ⅴ-1-1-4-4 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書

設計基準事故の収束に必要な水源とは別に，

3.7.1 重大事故等の収束に必要となる水源

3.7 水源，代替水源供給設備

基本設計方針変 更前

基本設計方針後工認添付説明書との関係（原子炉冷却系統施設）（原子炉格納施設）（原子炉冷却系統施設）（原子炉格納施設）（計測制御系統施設）

代替格納容器スプレイ冷却系（可搬型）及び格の代替手段である低圧代替注水系（可搬型），る設計基準事故対処設備が機能喪失した場合

力容器及び原子炉格納容器への注水に使用す供給するための水源であるとともに，原子炉圧て，代替淡水貯槽又は西側淡水貯水設備へ水を蔵タンク）は，想定される重大事故等時においク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯

48（原子炉冷却系統施設）

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関
する設計

2.5

する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・重大事故等の収束に必要となる水源⑦ 水源に係る設備

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

原子炉格納施設の兼用する設計

2.5

・重大事故等の収束に必要となる水源⑦ 水源に係る設備

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

代替淡水源である淡水タンク（多目的タン Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

【71 条 9】

して使用できる設計とする。

合の代替手段であるほう酸水注入系の水源とする設計基準事故対処設備が機能喪失した場

等時において，原子炉圧力容器への注水に使用兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関する設計

原子炉格納施設の兼用する設計

2.5

・重大事故等の収束に必要となる水源⑦ 水源に係る設備

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

原子炉格納施設の兼用する設計

する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・重大事故等の収束に必要となる水源⑦ 水源に係る設備

2.5

ほう酸水貯蔵タンクは，想定される重大事故 Ⅴ-1-1-4-4 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

【71 条 8】する。

プール冷却系）の水源として使用できる設計とイ冷却系）及び残留熱除去系（サプレッション・

替循環冷却系，残留熱除去系（格納容器スプレした場合の代替手段である高圧代替注水系，代に使用する設計基準事故対処設備が機能喪失 Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書

原子炉圧力容器及び原子炉格納容器への注水

個数 1）は，想定される重大事故等時において，原子炉格納施設の兼用する設計

様式 1 への反映結果

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

サプレッション・チェンバ（容量 3,400m3， Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

【71 条 7】の水源として使用できる設計とする。

装置のフィルタ装置へのスクラビング水補給型）の水源として，また，格納容器圧力逃がし却系（可搬型）及び格納容器下部注水系（可搬替注水系（可搬型），代替格納容器スプレイ冷が機能喪失した場合の代替手段である低圧代 Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書

器への注水に使用する設計基準事故対処設備時において，原子炉圧力容器及び原子炉格納容

西側淡水貯水設備は，想定される重大事故等 Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

【71 条 6】

源として使用できる設計とする。

変 更

変 更

前

後

工認添付説明書との関係（原子炉冷却系統施設）【71 条 11】

源として利用できる設計とする。

の水源として，また，原子炉建屋放水設備の水系（可搬型）及び格納容器下部注水系（可搬型）

注水系（可搬型），代替格納容器スプレイ冷却機能喪失した場合の代替手段である低圧代替への注水に使用する設計基準事故対処設備がを供給するための重大事故等対処設備として，収束に必要な水源である代替淡水貯槽へ海水

また，淡水が枯渇した場合に，重大事故等のきる設計とする。

水貯蔵タンク）の淡水を代替淡水貯槽へ供給でタンク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純型代替注水大型ポンプは，淡水タンク（多目的蔵タンク及び純水貯蔵タンク）の淡水を，可搬

タンク（多目的タンク，原水タンク，ろ過水貯は，代替淡水源である西側淡水貯水設備，淡水対処設備として，可搬型代替注水中型ポンプ

淡水貯槽へ淡水を供給するための重大事故等

49（原子炉冷却系統施設）する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・代替水源供給設備

2.5

する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・代替水源供給設備⑦ 水源に係る設備

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

原子炉格納施設の兼用する設計

2.5⑦ 水源に係る設備

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

原子炉格納施設の兼用する設計

する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・重大事故等の収束に必要となる水源⑦ 水源に係る設備

2.5

Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.
（原子炉冷却系統施設）

原子炉格納施設の兼用する設計

様式 1 への反映結果

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

重大事故等の収束に必要な水源である代替 Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

【71 条 4】型ポンプを設ける設計とする。

型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大び海を利用するために必要な設備として，可搬十分な量の水を供給するために必要な設備及設備に対して，重大事故等の収束に必要となる

設計基準事故対処設備及び重大事故等対処（原子炉格納施設）

とともに，原子炉圧力容器及び原子炉格納容器 Ⅴ-1-1-4-7 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書

水貯水設備へ水を供給するための水源である水が枯渇した場合に，代替淡水貯槽又は西側淡海は，想定される重大事故等時において，淡 Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

【71 条 10】る設計とする。

のスクラビング水補給の水源として使用でき

た，格納容器圧力逃がし装置のフィルタ装置へ

納容器下部注水系（可搬型）の水源として，ま変 更

3.7.2 代替水源供給設備

基本設計方針4.

後工認添付説明書との関係（原子炉冷却系統施設）（原子炉冷却系統施設）

納施設の兼用設備リスト」に示す。

トに記載されない設備については，「表 2 原子炉格

本施設の設備として兼用する場合に主要設備リス「表 1 原子炉格納施設の主要設備リスト」に示す。

「表 1 原子炉格納施設の主要設備リスト」に示す。

4. 主要対象設備【71 条 5】る。

ポンプについては，複数箇所に分散して保管す

代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型を確保するとともに，可搬型のホース，可搬型

50－（原子炉冷却系統施設）

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関
する設計

する設計

－

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・代替水源供給設備（「主要設備リスト」及び「兼用リスト」による）

2.5⑦ 水源に係る設備

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

原子炉格納施設の兼用する設計

2.5

・代替水源供給設備⑦ 水源に係る設備

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

原子炉格納施設の兼用する設計

する設計

兼用を含む原子炉格納施設の機器の仕様等に関・代替水源供給設備⑦ 水源に係る設備

2.5

代替水源及び代替淡水源からの移送ルート Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

【71 条 14】ンにより駆動できる設計とする。

注水大型ポンプは，空冷式のディーゼルエンジ

原子炉格納施設の兼用する設計

様式 1 への反映結果

2.4 機能を兼用する機器を含む設備に係る設計

可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替 Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

【71 条 13】側淡水貯水設備へ供給できる設計とする。

して，可搬型代替注水大型ポンプは，海水を西

海水を供給するための重大事故等対処設備と収束に必要な水源である西側淡水貯水設備へ

また，淡水が枯渇した場合に，重大事故等の貯水設備へ供給できる設計とする。

タンク及び純水貯蔵タンク）の淡水を西側淡水

ンク（多目的タンク，原水タンク，ろ過水貯蔵

プは，代替淡水源である代替淡水貯槽，淡水タ

故等対処設備として，可搬型代替注水大型ポン

淡水貯水設備へ淡水を供給するための重大事

重大事故等の収束に必要な水源である西側 Ⅴ-1-1-4-3 設備別記載事項の設定根拠に関する説明書 2.

【71 条 12】

きる設計とする。

水大型ポンプは，海水を代替淡水貯槽へ供給で可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注

変 更

原子炉格納施設の対象となる主要な設備について，

主要対象設備前

原子炉格納施設の対象となる主要な設備について，

変 更

基本設計方針