PD-10-14 改0 平成30年4月27日

東海第二発電所

安全施設

本資料のうち，は営業秘密又は防護上の観点から公開できません。

：今回ご提示範囲

目
1.

2.

次

基本方針
1.1

要求事項の整理

1.2

追加要求事項に対する適合性

安全施設
2.1

静的機器の単一故障

2.1.1

長期間にわたり安全機能が要求される単一設計機器の抽出

2.1.2

静的機器の基準適合性確認

2.1.3

原子炉建屋ガス処理系の基準適合性

2.1.4

残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の基準適合性

2.1.5

中央制御室換気系の基準適合性

2.2

安全施設の共用・相互接続

2.2.1

共用・相互接続設備の抽出

2.2.2

基準適合性

添付資料
添付 1

重要度の特に高い安全機能を有する系統

抽出表

添付 2

重要度の特に高い安全機能を有する系統・機器

添付 3

重要度の特に高い安全機能を有する系統の分析結果

添付 4

設計基準事故解析で期待する異常影響緩和系について

添付 5

静的機器の単一故障に係る被ばく評価条件について

添付 6

静的機器単一故障時の原子炉格納容器冷却機能代替性確認評価

添付 7

修復作業の成立性に関する検討について

添付 8

配管及びダクトの内部点検の実施状況について

整理表

：今回ご提示範囲

添付 9

小規模破損の検知及び修復について

添付 10 中央制御室換気系の外気取入ラインについて
添付 11 故障・トラブル情報の活用について
添付 12 東海第二発電所におけるケーブルの系統分離について
添付 13 共有／相互接続設備 抽出表
添付 14 共用設備 概略図

3.

運用，手順説明資料（別添資料）運用，手順説明資料

安全施設

＜概

要＞

1. において，実用発電用原子炉及びその附属施設の位置，構造及び設備の基準に関する規則（以下「設置許可基準規則」という。），実用発電用原子炉及びその附属施設の技術基準に関する規則（以下「技術基準規則」という。）の追加要求事項を明確化するとともに，それら要求に対する東海第二発電所における適合性を示す。

2. において，設計基準事故対処設備について，追加要求事項に適合するために必要となる機能を達成するための設備又は運用等について説明する。

1.

基本方針

1.1

要求事項の整理
安全施設のうち，静的機器の単一故障に関する設置許可基準規則第 12 条及び技術基準規則第 14 条の要求事項を第 1-1 表に示し，追加要求事項を明確化する。

第 1-1 表設置許可基準規則第 12 条並びに技術基準規則第 14 条及び 15 条の要求事項

設置許可基準規則 第 12 条
技術基準規則 第 14 条
（安全施設）（安全設備）－
１ 安全施設は、その安全機能の重要度に応じて、安全機能が確保されたものでなければならない。
２ 安全機能を有する系統 第二条第二項第九号ハ及びホのうち、安全機能の重要度 に掲げる安全設備は、当該安が特に高い安全機能を有す 全設備を構成する機械又は器るものは、当該系統を構成 具の単一故障（設置許可基準
する機械又は器具の単一故 規 則 第 十 二 条 第 二 項 に 規 定
障（単一の原因によって一 する単一故障をいう。以下同
つの機械又は器具が所定の じ 。） が 発 生 し た 場 合 で あ っ
安全機能を失うこと（従属 て、外部電源が利用できない
要 因 に よ る 多 重 故 障 を 含 場合においても機能できるよむ。）をいう。以下同じ。） う、構成する機械又は器具のが発生した場合であって、 機能、構造及び動作原理を考
外部電源が利用できない場 慮して、多重性又は多様性を合においても機能できるよ 確保し、及び独立性を確保すう、当該系統を構成する機 るよう、施設しなければなら械又は器具の機能、構造及 ない。
び動作原理を考慮して、多重性又は多様性を確保し、及び独立性を確保するものでなければならない。
３ 安全施設は、設計基準 ２ 安全性設備は、設計基準
事 故 時 及 び 設 計 基 準 事 故 事故時及び当該事故に至るまに 至 る ま で の 間 に 想 定 さ での間に想定される全ての環
れ る 全 て の 環 境 条 件 に お 境条件において，その機能を追加要求事項
変更なし

静的機器の単一故障に関する考え方
の明確化

変更なし

12 条-11いて、その機能を発揮することができるものでなければならない。

発揮することができるよう，
施設しなければならない。

設置許可基準規則 第 12 条
（安全施設）－

技術基準規則 第 15 条
追加要求事項（設計基準対象施設の機能）
設計基準対象施設は、通常運 変更なし
転時において発電用原子炉の反応度を安全かつ安定的に制御でき、かつ運転時の異常な過渡変化時においても発電用
原子炉固有の出力抑制特性を有するとともに、発電用原子炉の反応度を制御することにより核分裂の連鎖反応を制御できる能力を有するものでなければならない。
２ 設計基準対象施設は、そ 変更なしの健全性及び能力を確認する
ため、発電用原子炉の運転中
又は停止中に必要な箇所の保守点検（試験及び検査を含む。）ができるよう、施設しなければならない。
３ 設計基準対象施設は、通 変更なし
常運転時において容器、配管、ポンプ、弁その他の機械又は器具から放射性物質を含む流体が著しく漏えいする場合
は、流体状の放射性廃棄物を処理する設備によりこれを安全に処理するように施設しなければならない。
４ 設計基準対象施設に属す 変更なし
る設備であって、蒸気タービ
ン、ポンプその他の機器又は配管の損壊に伴う飛散物により損傷を受け、発電用原子炉
施設の安全性を損なうことが想定されるものには、防護施設の設置その他の損傷防止措置を講じなければならない。

４ 安全施設は、その健全性及び能力を確認するため、その安全機能の重要度に応じ、発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものでなければならない。
－

５ 安全施設は、蒸気ター
ビン、ポンプその他の機器又は配管の損壊に伴う飛散物により、安全性を損なわないものでなければならない。

12 条-22

６ 重要安全施設は、二以上の発電用原子炉施設において共用し、又は相互に接続するものであってはならない。ただし、二以上の発電用原子炉施設と共用し、又は相互に接続することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上
する場合は、この限りではない。
７ 安全施設（重要安全施設を除く。）は、二以上の発電用原子炉施設と共用し、又は相互に接続する場合には、発電用原子炉施設の安
全性を損なわないものでなければならない。

５ 設計基準対象施設に属す
る安全設備であって、第二条
第二項第九号ハに掲げるもの
は、二以上の発電用原子炉施設において共用し、又は相互に接続するものであってはならない。ただし、二以上の発電用原子炉施設と共用し、又は相互に接続することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合
は、この限りではない。
６ 前項の安全設備以外の安全設備を二以上の発電用原子炉施設と共用し、又は相互に接続する場合には、発電用原子炉施設の安全性を損なわないよう、施設しなければなら
ない。

1.2

追加要求事項に対する適合性(1)

位置，構造及び設備

ロ

発電用原子炉施設の一般構造追加要求事項

追加要求事項（相互接続に関する要求追加）(3)その他の主要な構造(ⅰ)

本発電用原子炉施設は，(1)耐震構造，(2)耐津波構造に加え，以下の基本的方針のもとに安全設計を行う。

ａ．設計基準対象施設（g）安全施設（g-1）安全施設は，その安全機能の重要度に応じて，十分高い信頼性を確保し，かつ維持し得る設計とする。このうち，安全機能の重要度が特に高い安全機能を有する系統は，原則，多重性又は多様性及び独立性を備える設計とするとともに，当該系統を構成する機器に短期間では動的機器の単12 条-33

一故障，長期間では動的機器の単一故障若しくは想定される静的機器の単一故障のいずれかが生じた場合であって，外部電源が利用できない場合においても，その系統の安全機能を達成できる設計とする。
重要度が特に高い安全機能を有する系統において，設計基準事故が発生した場合に長期間にわたって機能が要求される静的機器のうち，単一設計とする以下の機器については，想定される最も過酷な条件下においても安全上支障のない期間に単一故障を確実に除去又は修復できる設計とし，その単一故障を仮定しない。設計に当たっては，想定される単一故障の発生に伴う周辺公衆及び運転員の被ばく，当該単一故障の除去又は修復のためのアクセス性，補修作業性並びに当該作業期間における従事者の被ばくを考慮する。
・原子炉建屋ガス処理系の配管の一部
・中央制御室換気系のダクトの一部

また，重要度が特に高い安全機能を有する系統において，設計基準事故が発生した場合に長期間にわたって機能が要求される静的機器のうち，単一設計とする以下の機器については，単一故障を仮定した場合においても安全機能を達成できる設計とする。
・残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）のスプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）
安全施設の設計条件を設定するに当たっては，材料疲労，劣化等に対しても十分な余裕を持って機能維持が可能となるよう，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想定される圧力，温度，湿度，
放射線量等各種の環境条件を考慮し，十分安全側の条件を与えることにより，これらの条件下においても期待されている安全機能を発揮できる設計
12 条-44とする。
また，安全施設は，その健全性及び能力を確認するために，その安全機能の重要度に応じ，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができる設計とする。
（g-2）安全施設は，蒸気タービン等の損壊に伴う飛散物により安全性を損なわない設計とする。
蒸気タービン及び発電機は，破損防止対策を行うことにより，破損事故の発生確率を低くするとともに，タービンミサイルの発生を仮に想定しても安全機能を有する構築物，系統及び機器への到達確率を低くすることによって，発電用原子炉施設の安全性を損なわない設計とする。
(g-3) 重要安全施設は，発電用原子炉施設間で原則共用又は相互に接続しないものとするが，安全性が向上する場合は，共用又は相互に接続することを考慮する。
なお，発電用原子炉施設間で共用又は相互に接続する重要安全施設は無いことから，共用又は相互に接続することを考慮する必要はない。
安全施設（重要安全施設を除く。）を共用又は相互に接続する場合には，原子炉施設の安全性を損なうことのない設計とする。
固体廃棄物処理系のうち，セメント混練固化装置，雑固体廃棄物焼却設
備，雑固体減容処理設備，固体廃棄物貯蔵庫及び固体廃棄物作業建屋は，
東海発電所と共用とするが，その処理量は東海第二発電所及び東海発電所
における合計の予想発生量を考慮することで安全性を損なわない設計とする。なお，ここでいう雑固体廃棄物焼却設備には雑固体廃棄物焼却設備より発生する排ガスを放出する主流路である廃棄物処理建屋排気筒及び廃棄物処理建屋排気モニタを，雑固体減容処理設備には雑固体減容処理設備より発生する排ガス及び排ガス洗浄水を放出する主流路である排ガス洗浄廃12 条-55

液処理系，排気筒・放水口及び排気筒モニタ・雑固体減容処理設備排水モ
ニタを，固体廃棄物作業建屋には固体廃棄物作業建屋換気を放出する主流路である廃棄物処理建屋排気筒及び廃棄物処理建屋排気モニタを含むものとする。
所内ボイラ設備及び所内蒸気系は，東海発電所と共用とするが，必要な容量をそれぞれ確保するとともに，接続部の弁を閉操作することにより隔離できる設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。
給水処理系のうち，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク，多目的タンク及び純水貯蔵タンクは，東海発電所と共用とするが，必要な容量をそれぞれ確保するとともに，接続部の弁を閉操作することにより隔離できる設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。
緊急時対策所は，東海発電所と共用とするが，東海発電所と同時発災時に対応するために必要な居住性を確保する設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。
通信連絡設備のうち衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型），
電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ），テレビ会議システム（社内），統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ），加入電話設備（加入
電話及び加入ＦＡＸ）及び専用電話設備（ホットライン）（ 地方公共団体向）は，東海発電所と共用とするが，東海発電所で同時に通信・通話するために必要な仕様を満足する設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。
放射線監視設備のうち固定モニタリング設備，気象観測設備，放射能観測車及び環境試料測定設備は，東海第二発電所及び東海発電所の共通の対象である発電所周辺の放射線等を監視，測定するために必要な仕様を満足
12 条-66

する設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。
放射線監視設備のうち出入管理室は東海第二発電所及び東海発電所の共通の対象である管理区域の出入管理及び被ばく線量の監視をするために必要な仕様を満足する設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。
消火系のうち構内消火用ポンプ，ディーゼル駆動構内消火ポンプ，原水タンク及び多目的タンクは，東海発電所と共用とするが，必要な容量をそれぞれ確保するとともに，発電用原子炉施設間の接続部の弁を閉操作することにより隔離できる設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。

(2)

安全設計方針1.１

安全設計の方針

1.1.1

安全設計の基本方針

1.1.1.6

共用

重要安全施設は，東海発電所との間で原則共用又は相互に接続しないものとするが，安全性が向上する場合は，共用又は相互に接続することを考慮する。
安全施設（重要安全施設を除く。）において，共用又は相互に接続する場
合には，原子炉施設の安全性を損なわない設計とする。

1.1.1.7

多重性又は多様性及び独立性

安全施設は，その安全機能の重要度に応じて，十分高い信頼性を確保し，かつ維持し得る設計とする。このうち，重要度が特に高い安全機能を有する系統は，原則，多重性又は多様性及び独立性を備える設計とするとともに，当該系統を構成する機器の単一故障が生じた場合であって，外部電源が利用できない場合においても，その系統の安全機能を達成できる設計と12 条-77

する。

1.1.1.8
(1)

単一故障

設計方針
安全施設のうち，重要度が特に高い安全機能を有する系統は，当該系統を構成する機器に短期間では動的機器の単一故障が生じた場合，長期間では動的機器の単一故障若しくは想定される静的機器の単一故障のいずれかが生じた場合であって，外部電源が利用できない場合においても，その系
統の安全機能が達成できる設計とする。
なお，重要度が特に高い安全機能を有する系統のうち，長期間にわたって安全機能が要求される静的機器を単一設計とする場合には，単一故障が安全上支障のない期間に確実に除去又は修復できる設計，他の系統を用いてその機能を代替できる設計又は単一故障を仮定しても安全機能を達成できる設計とする。

(2)

手順等
原子炉建屋ガス処理系の配管の一部及び中央制御室換気空調系のダクトの一部に要求される機能を維持するため，保全計画に基づき適切に保守管理，点検を実施するとともに，必要に応じ補修を行う。

1.1.1.9

試験検査

安全施設は，その健全性及び能力を確認するために，その安全機能の重要度に応じ，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができる設計とする。

12 条-8

8

(3)

適合性説明

第十二条
１

安全施設

安全施設は、その安全機能の重要度に応じて、安全機能が確保されたものでなければならない。

２

安全機能を有する系統のうち、安全機能の重要度が特に高い安全機能を有するものは、当該系統を構成する機械又は器具の単一故障（単一の原因によって一つの機械又は器具が所定の安全機能を失うこと（従属要因による多重故障を含む。）をいう。以下同じ。）が発生した場合であって、外部電源が利用できない場合においても機能できる
よう、当該系統を構成する機械又は器具の機能、構造及び動作原理を考慮して、多重性又は多様性を確保し、及び独立性を確保するものでなければならない。

３

安全施設は、設計基準事故時及び設計基準事故に至るまでの間に想定される全ての環境条件において、その機能を発揮することができる
ものでなければならない。

４

安全施設は、その健全性及び能力を確認するため、その安全機能の重要度に応じ、発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができるものでなければならない。

５

安全施設は、蒸気タービン、ポンプその他の機器又は配管の損壊に伴う飛散物により、安全性を損なわないものでなければならない。

６

重要安全施設は、二以上の発電用原子炉施設において共用し、又は相互に接続するものであってはならない。ただし、二以上の発電用原子炉施設と共用し、又は相互に接続することによって当該二以上の発電用原子炉施設の安全性が向上する場合は、この限りではない。

12 条-99

７

安全施設（重要安全施設を除く。）は、二以上の発電用原子炉施設と共用し、又は相互に接続する場合には、発電用原子炉施設の安全性を損なわないものでなければならない。

適合のための設計方針
第１項について安全施設を，「発電用軽水型原子炉施設の安全機能の重要度分類に関する審査指針」に基づき，それが果たす安全機能の性質に応じて，次の2種に分
類する。
(1)

その機能の喪失により，原子炉施設を異常状態に陥れ，もって一般公衆ないし従事者に過度の放射線被ばくを及ぼすおそれのあるもの（異常発生防止系。以下「ＰＳ」という。）。

(2)

原子炉施設の異常状態において，この拡大を防止し，又はこれを速やかに収束せしめ，もって一般公衆ないし従事者に及ぼすおそれのある過度の放射線被ばくを防止し，又は緩和する機能を有するもの（異常影響緩和系。以下「ＭＳ」という。）。
また，ＰＳ及びＭＳのそれぞれに属する安全施設を，その有する安全機能の重要度に応じ，それぞれクラス１，クラス２及びクラス３に分類する。それぞれのクラスの呼称は第１表に掲げるとおりとする。
なお，各クラスに属する安全施設の基本設計ないし基本的設計方針
は，確立された設計，建設，試験及び検査の技術並びに運転管理により，安全機能確保の観点から，次の各号に掲げる基本的目標を達成できるものとする。
ａ．クラス１：合理的に達成し得る最高度の信頼性を確保し，かつ，
維持すること。
12 条-1010

ｂ．クラス２：高度の信頼性を確保し，かつ，維持すること。
ｃ．クラス３：一般の産業施設と同等以上の信頼性を確保し，かつ，維持すること。
(3)

分類の適用の原則
本原子炉施設の安全上の機能別重要度分類を具体的に適用するに当たっては，原則として次によることとする。
ａ．安全機能を直接果たす構築物，系統及び機器（以下「当該系」という。）が，その機能を果たすために直接又は間接に必要とする構築物，
系統及び機器（以下「関連系」という。）の範囲と分類は，次の各号に掲げるところによるものとする。
(a)

当該系の機能遂行に直接必要となる関連系は，当該系と同位の重要度を有するものとみなす。

(b)

当該系の機能遂行に直接必要はないが，その信頼性を維持し，又は担保するために必要な関連系は，当該系より下位の重要度を有するものとみなす。ただし，当該系がクラス３であるときは，関連系
はクラス３とみなす。

ｂ．一つの構築物，系統及び機器が，二つ以上の安全機能を有するときは，果たすべきすべての安全機能に対する設計上の要求を満足させるものとする。
ｃ．安全機能を有する構築物，系統又は機器は，これら二つ以上のものの間において，又は安全機能を有しないものとの間において，その一方の運転又は故障等により，同位ないし上位の重要度を有する他方に期待される安全機能が阻害され，もって原子炉施設の安全が損なわれることのないように，機能的隔離及び物理的分離を適切に考慮する。

12 条-1111

ｄ．重要度の異なる構築物，系統又は機器を接続するときは，下位の重要度のものに上位の重要度のものと同等の設計上の要求を課すか，又は上位の重要度のものと同等の隔離装置等によって，下位の重要度のものの故障等により上位の重要度のものの安全機能が損なわれないよ
うに，適切な機能的隔離が行われるよう考慮する。

第２項について重要度が特に高い安全機能を有する系統については，その構造，動作原理，
果たすべき安全機能の性質等を考慮し，原則として多重性のある独立した系
列又は多様性のある独立した系列を設け，想定される動的機器の単一故障又は長期間の使用が想定される静的機器の単一故障を仮定しても所定の安全機能が達成できる設計とする。また，その系統を構成する機器の単一故障の仮定に加え，外部電源が利用できない場合においても，系統の安全機能が達成できるよう，非常用所内電源として非常用ディーゼル発電機 3 系統を設ける。
重要度が特に高い安全機能を有する系統において，設計基準事故が発生した場合に長期間にわたって機能が要求される静的機器のうち，単一設計とす
る原子炉建屋ガス処理系の配管の一部及び中央制御室換気系のダクトの一部については，当該設備に要求される原子炉格納容器内又は放射性物質が原子炉格納容器内から漏れ出た場所の雰囲気中の放射性物質の濃度低減機能及び原子炉制御室非常用換気空調機能が喪失する単一故障のうち，想定される最も過酷な条件として，配管及びダクトについては全周破断を想定しても，単一故障による放射性物質の放出に伴う被ばくの影響を最小限に抑えるよう，安全上支障のない期間に単一故障を確実に除去又は修復できる設計とし，その単一故障を仮定しない。設計に当たっては，想定される単一故障の発生に伴う周辺公衆及び運転員の被ばく，当該単一故障の除去又は修復のためのア
12 条-1212

クセス性，補修作業性並びに当該作業期間として想定する屋外の場合 4 日間，屋内の場合 2 日間における従事者の被ばくを考慮し，周辺公衆の被ばく線量が設計基準事故時の判断基準である実効線量を下回ること，運転員の被ばく線量が緊急時作業に係る線量限度を下回ること及び従事者の被ばく線量が緊急時作業に係る線量限度に照らしても十分小さく修復作業が実施可能である
ことを満足するものとする。
なお，単一故障を除去又は修復ができない場合であっても，周辺公衆に対する放射線被ばくが，安全評価指針に示された設計基準事故時の判断基準を下回ることを確認する。
重要度が特に高い安全機能を有する系統において，設計基準事故が発生した場合に長期間にわたって機能が要求される静的機器のうち，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・チェンバ側）については，想定される最も過酷な単一故障の条件として，配管１箇所の全周破断を想定した場合においても，原子炉格納容器の冷却機能を達成できる設計とする。また，このような場合においても，残留熱除去系 2 系統にてドライウェルスプレイを行うか，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・プール冷却系）
で運転することで原子炉格納容器の冷却機能を代替できる設計とする。
なお，単一設計とする原子炉建屋ガス処理系の配管の一部及び中央制御室
換気系のダクトの一部については，保全計画に基づき劣化モードに対する適切な保守管理を実施し，故障の発生を低く抑える。

第３項について安全施設の設計条件を設定するに当たっては，材料疲労，劣化等に対しても十分な余裕を持って機能維持が可能となるよう，通常運転時，運転時の異12 条-1313常な過渡変化時及び設計基準事故時に想定される圧力，温度，湿度，放射線量等各種の環境条件を考慮し，十分安全側の条件を与えることにより，これ
らの条件下においても期待されている安全機能を発揮できる設計とする。

第４項について安全施設は，その健全性及び能力を確認するため，その安全機能の重要度に応じ，必要性及びプラントに与える影響を考慮して，発電用原子炉の運転中又は停止中に試験又は検査ができる設計とする。
試験又は検査が可能な設計とする対象設備を第２表に示す。

第５項について発電用原子炉施設内部においては，内部発生エネルギの高い流体を内蔵する弁の破損，配管の破断及び高速回転機器の破損による飛散物が想定される。
発電所内の施設については，タービン・発電機等の大型回転機器に対して，その損壊によりプラントの安全性を損なうおそれのある飛散物が発生する可能性を十分低く抑えるよう，機器の設計，製作，品質管理，運転管理に十分な考慮を払う。
さらに，万一タービンの破損を想定した場合でも，タービン羽根，T-G カ
ップリング，タービン・ディスク，高圧タービン・ロータ等の飛散物によって安全施設の機能が損なわれる可能性を極めて低くする設計とする。
高温高圧の流体を内包する主蒸気・給水管等については，材料選定，強度設計，品質管理に十分な考慮を払う。
さらに，これに加えて安全性を高めるために，上記配管については仮想的な破断を想定し，その結果生じるかも知れない配管のむち打ち，流出流体のジェット力，周辺雰囲気の変化等により，安全施設の機能が損なわれること
12 条-14

14

のないよう配置上の考慮を払うとともに，それらの影響を低減させるための手段として，主蒸気・給水管についてはパイプホイップレストレイントを設ける。
以上の考慮により，安全施設は安全性を損なわない設計とする。

第６項について東海第二発電所においては，重用安全施設の共用又は相互に接続はしない。

第７項について安全施設（重要安全施設を除く。）のうち，2 以上の発電用原子炉施設間で共用するのは，固体廃棄物処理系，所内ボイラ設備，所内蒸気系，給水処理系，緊急時対策所，通信連絡設備，放射線監視設備及び消火系である。
固体廃棄物処理系のうち，セメント混練固化装置，雑固体廃棄物焼却設備，
雑固体減容処理設備，固体廃棄物貯蔵庫及び固体廃棄物作業建屋は，東海発電所と共用とするが，その処理量は東海第二発電所及び東海発電所における合計の予想発生量を考慮することで安全性を損なわない設計とする。なお，
ここでいう雑固体廃棄物焼却設備には雑固体廃棄物焼却設備より発生する排ガスを放出する主流路である廃棄物処理建屋排気筒及び廃棄物処理建屋
排気モニタを，雑固体減容処理設備には雑固体減容処理設備より発生する排ガス及び排ガス洗浄水を放出する主流路である排ガス洗浄廃液処理系，排気筒・放水口及び排気筒モニタ・雑固体減容処理設備排水モニタを，固体廃棄物作業建屋には固体廃棄物作業建屋換気を放出する主流路である廃棄物処
理建屋排気筒及び廃棄物処理建屋排気モニタを含むものとする。
所内ボイラ設備及び所内蒸気系は，東海発電所と共用とするが，必要な容量をそれぞれ確保するとともに，接続部の弁を閉操作することにより隔離で12 条-1515

きる設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。
給水処理系のうち，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク，多目的タンク及び純水貯蔵タンクは，東海発電所と共用とするが，必要な容量をそれぞれ確保するとともに，接続部の弁を閉操作することにより隔離できる設計とすること
で，安全性を損なわない設計とする。
緊急時対策所は，東海発電所と共用とするが，東海発電所と同時発災時に対応するために必要な居住性を確保する設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。
通信連絡設備のうち衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型），電力保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ），テレビ会議システム（社内），統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ），加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ），専用電話設備（ホットライン）（地方公共団体向）は，東海発電所と共用とするが，東海発電所で同時に通信・通話するために必要な仕様を満足する設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。
放射線監視設備のうち固定モニタリング設備，気象観測設備，放射能観測
車及び環境試料測定設備は，東海第二発電所及び東海発電所の共通の対象である発電所周辺の放射線等を監視，測定するために必要な仕様を満足する設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。
放射線監視設備のうち出入管理室は東海第二発電所及び東海発電所の共通の対象である管理区域の出入管理及び被ばく線量の監視をするために必要な仕様を満足する設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。
消火系のうち構内消火用ポンプ，ディーゼル駆動構内消火ポンプ，原水タ
ンク及び多目的タンクは，東海発電所と共用とするが，必要な容量をそれぞれ確保するとともに，発電用原子炉施設間の接続部の弁を閉操作することに12 条-1616

より隔離できる設計とすることで，安全性を損なわない設計とする。
第1表

安全上の機能別重要度

12 条-1717

12 条-18

18

1.3

気象等

該当なし

1.4

設備等

8.2

換気空調設備

8.2.2

設計方針

(6)

中央制御室換気系は，事故時には外気との連絡口を遮断し，高性能粒子フィルタ及びチャコールフィルタを内蔵した中央制御室換気系フィル
タユニットを通る閉回路循環方式とし，運転員等を被ばくから防護するように設計する。

(7)

中央制御室換気系は，主蒸気管破断事故時に短期間では動的機器の単一故障を，長期間では動的機器の単一故障若しくは想定される静的機器の単一故障のいずれかを仮定しても，当該設備に要求される原子炉制御室非常用換気空調機能を達成できる設計とする。また，中央制御室換気系のうち単一設計とするダクトの一部については，劣化モードに対する適切な保守，管理を実施し，故障の発生を低く抑えるとともに，想定される故障の除去又は修復のためのアクセスが可能であり，かつ，補修作業が容易となる設計とする。

9.2

格納容器スプレイ冷却系

9.2.2

設計方針及び主要設備の仕様
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）は，事故後の動的機器の単一故障，又は想定される静的機器の単一故障のいずれかを仮定しても，当該設備に要求される安全機能を達成できる設計とする。
単一設計とするスプレイヘッダ（サプレッション・チェンバ側）につ
12 条-1919いては，当該設備に要求される安全機能に最も影響を与えると考えられる静的機器の単一故障を仮定した場合でも，原子炉格納容器の冷却機能を達成できる設計とする。また，残留熱除去系 2 系統にてドライウェル
スプレイを行うか，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・プール冷却系）で運転することで原子炉格納容器の冷却機能を代替できる設計とする。
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）の主要な設計仕様について
は，「5.4

残留熱除去系」に記述する。

重大事故等時の残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）は，「9.1.2
重大事故等時」に記述する。

9.4

原子炉建屋ガス処理設備

9.4.2

設計方針

(3)

原子炉建屋ガス処理設備は，原子炉冷却材喪失事故時に短期間では動的機器の単一故障を，長期間では動的機器の単一故障若しくは想定される静的機器の単一故障のいずれかを仮定しても，当該設備に要求される原子炉格納容器内又は放射性物質が原子炉格納容器内から漏れ出た場所の雰囲気中の放射性物質の濃度低減機能を達成できる設計とする。
なお，単一設計とする配管の一部については，劣化モードに対する適切な保守，管理を実施し，故障の発生を低く抑えるとともに，想定される故障の除去又は修復のためのアクセスが可能であり，かつ，補修作業が容易となる設計とする。

12 条-2020

2.2

安全施設の共用・相互接続
東海第二発電所と廃止措置中である東海発電所間で共用・相互接続している設備について，設置許可基準規則第１２条第６項及び第７項に対する基準適合性を説明する。

2.2.1

共用・相互接続設備の抽出設置許可基準規則第１２条の解釈において，以下の記載がなされている。

１

第１項に規定する「安全機能の重要度に応じて、安全機能が確保さたもの」については、「発電用軽水型原子炉施設の安全機能の重要度分類に関する審査指針」による。ここで、当該指針における「安全機能を有する構築物、系統及び機器」は本規定の「安全施設」に読み替える。

１１

第６項に規定する「重要安全施設」については、「発電用軽水型原子炉
施設の安全機能の重要度分類に関する審査指針」においてクラス
ＭＳ－１に分類される下記の機能を有する構築物等を対象とする。
・原子炉の緊急停止機能・未臨界維持機能
・原子炉冷却材圧力バウンダリの過圧防止機能
・原子炉停止後の除熱機能
・炉心冷却機能・放射性物質の閉じ込め機能並びに放射線の遮蔽及び放出低減機能（ただし、可搬型再結合装置及び沸騰水型発電用原子炉施設の排気筒（非常用ガス処理系排気管の支持機能を持つ構造物)を除く。)
・工学的安全施設及び原子炉停止系への作動信号の発生機能・安全上特に重要な関連機能（ただし、原子炉制御室遮蔽、取水口及12 条-6921

び排水口を除く。）
これらの要求により，設置許可基準規則第１２条第６項及び第７項の対象となる系統は，発電用軽水型原子炉施設の安全機能の重要度分類に関する審査指針（重要度分類指針)に示される安全機能を有する構築物、系統及び機器（安全施設）となる。

安全施設については，２基以上の発電用原子炉施設（東海第二発電所及び東海発電所）間で共用する場合は原子炉の安全性を損なうことのない設計としており，設置許可基準規則第１２条第７項の共用設備に関する規則に適合することを確認した。また，設置許可基準規則第１２条第７項の相互接続設
備に関する規則については，東海第二発電所及び東海発電所において相互に接続する安全施設は無いことを確認した。
安全施設のうち重要安全施設については，東海第二発電所及び東海発電所
において共用又は相互に接続する施設は無いことから，設置許可基準規則第１２条第６項の共用設備に関する規則に適合することを確認した。
これらの確認を行うにあたり，重要度分類指針に示される安全施設の中から東海第二発電所及び東海発電所の原子炉施設間で共用する系統を抽出した結果を添付 13 に示す。
系統の抽出にあたっては，安全機能を有する電気・機械装置の重要度分類
指針（ＪＥＡＧ4612-2010，社団法人日本電気協会)及び安全機能を有する計測制御装置の設計指針（ＪＥＡＧ4611-2009，社団法人日本電気協会)を参考とし，第 2.2-1 図に示す抽出フローに従って実施した。
抽出された対象施設の一覧を第 2.2-1 表に示す。また，抽出した系統の概略図を添付 14 に示す。

12 条-7022東海第二発電所の全ての構築物，系統又は機器

安全施設（ＭＳ‐１，２，３，
ＰＳ‐１，２，３のいずれかに該当）

No
重要安全施設かYes

供用又は相互接続No

供用又は相互接続Noしている設備かしている設備か
Yes

Yes

対象施設
（重要安全施設）

対象施設

対象外

（安全施設（重要安対象外

全施設を除く。））

設置許可基準規則

第１２条第６項

設置許可基準規則

第１２条第７項

技術基準規則第１５条第５項

技術基準規則第１５条第６項（共用化にて「安全性向上」）

第 2.2-1 図（共用化にて「安全性を損なわない」）

共用又は相互接続している安全施設の抽出フロー

12 条-7123

第 2.2-1 表

共用・相互接続設備の抽出結果一覧

共用・相互接続設備

重要度分類

共用／相互接続

－

－

ＰＳ－３

共用

ＰＳ－３

共用

ＰＳ－３

共用

緊急時対策所

ＭＳ－３

共用

通信連絡設備

ＭＳ－３

共用

重要安全施設対象無し
安全施設（重要安全施設を除く）
固体廃棄物処理系
・セメント混錬固化装置
・雑固体廃棄物焼却設備
・雑固体減容処理設備
・固体廃棄物貯蔵庫
・固体廃棄物作業建屋
所内ボイラ設備
所内蒸気系
給水処理系
・原水タンク・ろ過水貯蔵タンク
・多目的タンク
・純水貯蔵タンク

・衛星電話設備（固定型）
・衛星電話設備（携帯型）
・電力保安通信用電話設備（固定電話機，Ｐ
ＨＳ端末及びＦＡＸ）
・テレビ会議システム（社内）・統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ）
・加入電話設備（加入電話及び加入ＦＡＸ）
・専用電話設備（ホットライン）（地方公共団体向）12 条-7224

共用・相互接続設備

重要度分類

共用／相互接続

ＭＳ－３

共用

ＭＳ－３

共用

安全施設（重要安全施設を除く）
放射線監視設備
・固定モニタリング設備
・環境試料測定設備
・気象観測設備・放射能観測車
・出入管理室
消火系
・構内消火用ポンプ
・ディーゼル駆動構内消火ポンプ
・原水タンク（給水処理系）
・多目的タンク（給水処理系）

これらの確認において,「安全性を損なうことのない」こと，及び「安全性が向上する」ことの判断基準は以下の通りとした。
○「安全性を損なうことのない」こと：共用又は相互に接続することによって，要求される安全機能が阻害されることがないよう配慮していること○「安全性が向上する」こと：各設備に要求される安全機能を満たしつつ,共用又は相互に接続することのメリットを期待できるよう配慮していること
詳細を 2.2.2 以降で示す。

12 条-7325

2.2.2

基準適合性

2.2.2.1

重要安全施設第 2.2-1 表に示す通り，東海第二発電所及び東海発電所において共用又は相互に接続する施設は無いことから，設置許可基準規則第１２条第６項の共用設備に関する規則に適合することを確認した。

2.2.2.2

安全施設（重要安全施設を除く）

第 2.2-1 表に示す通り，重要安全施設を除く安全施設のうち，東海第二発
電所及び東海発電所において共用する施設は以下の通りである。なお，相互に接続する施設は無いことを確認している。
・固体廃棄物処理系（セメント混錬固化装置，雑固体廃棄物焼却設備 ※１ ,雑固体減容処理設備 ※２ ，固体廃棄物貯蔵庫，固体廃棄物作業建屋 ※３ ）※１：雑固体廃棄物焼却設備には雑固体廃棄物焼却設備より発生する排ガスを放出する主流路である廃棄物処理建屋排気筒及び廃棄物処
理建屋排気モニタを含む。
※２：雑固体減容処理設備には雑固体減容処理設備より発生する排ガス及び排ガス洗浄水を放出する主流路である排ガス洗浄廃液処理
系，排気筒・放水口及び排気筒モニタ・雑固体減容処理設備排水モニタを含む。
※３：固体廃棄物作業建屋には固体廃棄物作業建屋換気を放出する主流路である廃棄物処理建屋排気筒及び廃棄物処理建屋排気モニタを含む。
・所内ボイラ設備，所内蒸気系・給水処理系（原水タンク，ろ過水貯蔵タンク，多目的タンク，純水貯蔵
タンク）
12 条-7426

・緊急時対策所
・通信連絡設備（衛星電話設備（固定型），衛星電話設備（携帯型），電力
保安通信用電話設備（固定電話機，ＰＨＳ端末及びＦＡＸ），テレビ会議システム（社内），統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議システム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ），加入電話設
備（加入電話及び加入ＦＡＸ），専用電話設備（ホットライン）（地方公共団体向））
・放射線監視設備（固定モニタリング設備，気象観測設備，放射能観測車，環境試料測定設備，出入管理室
・消火系（構内消火用ポンプ，ディーゼル駆動構内消火ポンプ，原水タン
ク，多目的タンク）共用による安全性への影響を確認した結果を第 2.2-2 表に示す。

12 条-7527

第 2.2-2 表

安全施設

共用の適切性

共用設備

重要度分類

共用により安全性を損なわないことの説明

固体廃棄物処理系

ＰＳ－３

固体廃棄物処理系はその性状に応じて処理する設計（セメント混錬固としており，東海第二発電所及び廃止措置中の東海

化装置，雑固体廃発電所から発生する固体廃棄物について処理及び貯棄物焼却設備，雑蔵保管する。なお，固体廃棄物貯蔵庫への貯蔵保管

固体減容処理設

量は，各発電用原子炉施設における合計の予想発生

備，固体廃棄物貯量を考慮して設計しているため安全性を損なうこと

蔵庫，固体廃棄物

はない。

作業建屋）
所内ボイラ設備

ＰＳ－３

所内蒸気系

所内ボイラ設備及び所内蒸気系は，東海第二発電所
及び東海発電所に必要な容量を確保している。
廃止措置中である東海発電所において，何らかの要因で設備が破損した場合にも，所内蒸気系接続部の弁を閉操作することにより隔離できる。
なお，東海発電所では，洗濯設備及び建屋暖房に使用しており，所内蒸気の供給を停止しても安全性に影響を与えるものではない。
従って，安全性を損なうことはない。

給水処理系

ＰＳ－３

給水処理系は，東海第二発電所及び東海発電所に必（ろ過水貯蔵タン

要な容量を確保している。

ク，多目的タン

廃止措置中である東海発電所において，何らかの要

ク，純水貯蔵タン

因で設備が破損した場合にも，給水配管接続部の弁ク）を閉操作することにより隔離できる。

※原水タンクにつなお，東海発電所では，ろ過水貯蔵タンクから供給

いては消火系にてするろ過水を，東海発電所の濾過水槽に貯留し，事記載

務所飲料水系及び作業時の雑用水に使用していることから，ろ過水貯蔵タンクからの供給を停止しても安全性に影響を与えるものではない。
また，純水貯蔵タンクから供給する純水について
は，東海発電所の純水タンクに貯留し，補機冷却系に使用していることから，純水貯蔵タンクから供給を停止しても安全性に影響を与えるものではない。
従って，安全性を損なうことはない。

緊急時対策所

ＭＳ－３

緊急時対策所は，東海発電所と同時発災時に対応をする場合においても，必要な居住性を満足する設計としているため，安全性を損なうことはない。

12 条-76

28

共用設備

重要度分類

共用により安全性を損なわないことの説明

通信連絡設備

ＭＳ－３

通信連絡設備は，東海第二発電所及び東海発電所の（衛星電話設備（固通信連絡を行うために必要な容量を確保する設計と定型），衛星電話設することにより，共用により通信ができなくなるな

備（携帯型），電力

どの機能が喪失することはなく，通信連絡に必要な保安通信用電話設備

仕様を満足する設計としているため，安全性を損な（固定電話機，ＰＨ

うことはない。

Ｓ端末及びＦＡＸ),
テレビ会議システム（社内），統合原子力防災ネットワークに接続する通信連絡設備（テレビ会議シ
ステム，ＩＰ電話及びＩＰ－ＦＡＸ），
加入電話設備（加入
電話及び加入ＦＡＸ），専用電話設備（ホットライン）（地方公共団体
向））放射線監視設備

ＭＳ－３

放射線監視設備のうち，東海第二発電所及び東海発（固定モニタリン

電所の共通の対象である発電所周辺の放射線等を監グ設備，気象観測

視，測定するための設備であり，共用により監視，設備，放射能観測測定ができなくなるなどの機能が喪失することはな

車，環境試料測定

く，監視に必要な仕様を満足する設計としているた設備）

め，安全性を損なうことはない。

放射線監視設備（出入管理室）ＭＳ－３

放射線監視設備のうち，東海第二発電所及び東海発電所における管理区域の出入管理及び被ばく線量の監視を行うための設備であり，共用により管理，監視できなくなるなどの機能が喪失することはなく，管理に必要な仕様を満足する設計としているため，安全性を損なうことはない。

12 条-77

29

共用設備
消火系

重要度分類

共用により安全性を損なわないことの説明

ＭＳ－３

消火系のうち構内消火設備（屋外用）は，東海第二（構内消火用ポン発電所及び東海発電所の消火活動に必要な容量（原プ，ディーゼル駆水）を確保している。

動構内消火ポン

廃止措置中である東海発電所において，何らかの要

プ，原水タンク，

因で設備が破損した場合にも，給水配管接続部の弁

多目的タンク）を閉操作することにより隔離できる。
また，その状態で東海発電所側で火災が発生した際には防火水槽及び移動式消火設備による消火活動が可能である。
従って，安全性を損なうことはない。

第 2.2-2 表の通り，共用とすることで安全性を損なうことはないことから，設置許可基準規則第１２条第７項の共用設備に関する規則に適合することを確認した。

12 条-7830

定義

その損傷又は故障により発生する事
象によって，(a) 炉 心 の 著 し い
損傷，又は(b) 燃 料 の 大 量 の破損を引き起こすおそれのある構築物，
系統及び機器

1)異常状態発生時に原子炉を緊急に停止し，残留熱を除去し，原子炉冷却材圧力バウンダ
リの過圧を防止し，敷地周辺公衆への過度の放射線の影響を防止する
構築物，系統及び
機器

分類

ＰＳ－１

ＭＳ－１

2)過剰反応度の印加防止機能1)原子炉の緊急停止機能

3)炉心形状の維
持機能

制御棒カップリング

1)原子炉冷却材
圧力バウンダリ
機能

原子炉停止系の制御棒による系（制御棒及び制御棒駆動系（スクラム機能））

炉心支持構造物（炉心シュラウド，シュラウドサポート，上部格子板，炉心支持板，制御
棒案内管），燃料集合体（ただし，燃料を除く。
）

原子炉冷却材圧力バ
ウンダリを構成する機器・配管系（計装等の小口径配管・機器は
除く。
）

機能

重要度分類指針

抽出表

原子炉停止系の制御棒による系

水圧制御ユニット（スクラムパイロット弁，
スクラム弁，アキュム
レータ，窒素容器，配
管，弁）

○

○
○
○

重要安全施設（該当するものに○）

東海第二発電所

原子炉圧力容器原子炉再循環ポンプ
配管，弁隔離弁
制御棒駆動機構ハウジング
中性子束計装管ハウジング
制御棒カップリング
制御棒駆動機構カップリング
炉心シュラウドシュラウドサポート
上部格子板
炉心支持板
燃料支持金具
制御棒案内管制御棒駆動機構ハウジング
燃料集合体（上部タイプレート）
燃料集合体（下部タイプレート）
燃料集合体（スペーサ）
燃料集合体
チャンネルボックス
制御棒
制御棒案内管制御棒駆動機構

構築物，系統又は機器共有／相互接続設備

共用/相互接続あり

関連する別系
統の共用/相互
接続あり

添付 13

12 条-添付 13-1

31

12 条-添付 13-2

32

ＭＳ－１

分類

1)異常状態発生時に原子炉を緊急に停止し，残留熱を除去し，原子炉冷却材圧力バウンダ
リの過圧を防止し，敷地周辺公衆への過度の放射線の影響を防止する
構築物，系統及び機器

定義

4)原子炉停止後の除熱機能

逃がし安全弁（安全弁としての開機能）

3)原子炉冷却材
圧力バウンダリの過圧防止機能

残留熱を除去する系
統（残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード），原子炉隔離時冷却系，高圧炉心スプレ
イ系，逃がし安全弁（手動逃がし機能），
自動減圧系（手動逃がし機能））原子炉停止系（制御棒による系，ほう酸水注入系）

2)未臨界維持機能機能

重要度分類指針○

残留熱除去系（ポンプ，熱交換器，原子炉停止時冷却系のルートとなる配管及び弁）
熱交換器バイパス配残留熱除去系
管及び弁
原子炉隔離時冷却系（ポンプ，サプレッション・プール，タービン，サプレッション・プールから注水先までの配管，弁）タービンへの蒸気供給配管，弁ポンプミニマムフローライン配管，弁
原子炉隔離時冷却系
サプレッション・プー
ルストレーナ
潤滑油冷却器及びその冷却器までの冷却
水供給配管
高圧炉心スプレイ系（ポンプ，サプレッション・プ
ール，サプレッション・プールからスプレイ先までの配管，弁，スプレイヘッダ）

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○

○
○
○
○

重要安全施設（該当するものに○）逃がし安全弁（安全弁開機能）

制御棒
制御棒カップリング
制御棒駆動機構カップリング
制御棒駆動機構
原子炉停止系の制御棒に制御棒駆動機構ハウ
よる系
ジング
ほう酸水注入系（ほう酸水注入ポンプ，注入弁，タンク出口弁，ほう酸水貯蔵タンク，ポンプ吸込配管及び弁，注入配管及び弁）構築物，系統又は機器

東海第二発電所
共用/相互接続あり

関連する別系
統の共用/相互接続あり

12 条-添付 13-3

33機能4)原子炉停止後の除熱機能

定義

1)異常状態発生時に原子炉を緊急に停止し，残留熱を除去し，原子炉冷却材圧力バウンダ
リの過圧を防止し，敷地周辺公衆への過度の放射線の影響を防止する
構築物，系統及び
機器

分類

ＭＳ－１

重要度分類指針

残留熱を除去する系
統（残留熱除去系（原子炉停止時冷却モード），原子炉隔離時冷却系，高圧炉心スプレ
イ系，逃がし安全弁（手動逃がし機能），
自動減圧系（手動逃がし機能））

ポンプミニマムフローライン配管，弁
高圧炉心スプレイ系
サプレッション・プー
ルストレーナ
逃がし安全弁（手動逃がし機能）
原子炉圧力容器から逃がし安全弁までの主蒸気配管
逃がし安全弁（手動逃が駆動用窒素源（アキュ
し機能）ムレータ，アキュムレータから逃がし安全弁までの配管，弁）自動減圧系（手動逃がし機能）
原子炉圧力容器から逃がし安全弁までの主蒸気配管
自動減圧系（手動逃がし
駆動用窒素源（アキュ機能）ムレータ，アキュムレータから逃がし安全弁までの配管，弁）構築物，系統又は機器

○

○

○

○

○

○

○

○

重要安全施設（該当するものに○）

東海第二発電所
共用/相互接続あり

関連する別系
統の共用/相互接続あり

12 条-添付 13-4

34

機能5)炉心冷却機能

定義

1)異常状態発生時に原子炉を緊急に停止し，残留熱を除去し，原子炉冷却材圧力バウンダ
リの過圧を防止し，敷地周辺公衆への過度の放射線の影響を防止する
構築物，系統及び
機器

分類

ＭＳ－１

重要度分類指針

非常用炉心冷却系（低圧炉心スプレイ系，低圧注水系，高圧炉心ス
プレイ系，自動減圧系）

低圧炉心スプレイ系（ポンプ，サプレッション・プ
ール，サプレッション・プールからスプレイ先までの配管，弁，スプレイヘッダ）
ポンプミニマムフローライン配管，弁
低圧炉心スプレイ系
サプレッション・プー
ルストレーナ
残留熱除去系（低圧注水系）（ポンプ，サプレッション・プール，サプレッション・プールから注水先までの配管，弁（熱交換器バイパスライン含む），
注水ヘッダ）
ポンプミニマムフローライン配管，弁
残留熱除去系
サプレッション・プー
ルストレーナ
高圧炉心スプレイ系（ポンプ，サプレッション・プ
ール，サプレッション・プールからスプレイ先までの配管，弁，スプレイヘッダ）
ポンプミニマムフローライン配管，弁
高圧炉心スプレイ系
サプレッション・プー
ルストレーナ

構築物，系統又は機器

○

○

○

○

○

○

○

○

○

重要安全施設（該当するものに○）

東海第二発電所
共用/相互接続あり

関連する別系
統の共用/相互接続あり

12 条-添付 13-5

35

ＭＳ－１

分類

1)異常状態発生時に原子炉を緊急に停止し，残留熱を除去し，原子炉冷却材圧力バウンダ
リの過圧を防止し，敷地周辺公衆への過度の放射線の影響を防止する
構築物，系統及び機器

定義6)放射性物質の閉じ込め機能，放射線の遮へい及び放出低減機能5)炉心冷却機能

機能

重要度分類指針

原子炉格納容器，原子炉格納容器隔離弁，原子炉格納容器スプレ
イ冷却系，原子炉建屋，非常用ガス処理
系，非常用再循環ガス
処理系，可燃性ガス濃度制御系

非常用炉心冷却系（低圧炉心スプレイ系，低圧注水系，高圧炉心ス
プレイ系，自動減圧系）

自動減圧系（逃がし安全弁）
原子炉圧力容器から逃がし安全弁までの主蒸気配管
自動減圧系（逃がし安全
駆動用窒素源（アキュ弁）
ムレータ，アキュムレータから逃がし安全弁までの配管，弁）原子炉格納容器（格納容器本体，貫通部，所員用エアロック，機器搬入ハッチ）
ダイヤフラムフロア
ベント管
スプレイ管
ベント管付き真空破原子炉格納容器壊弁
原子炉建屋外側ブローアウトパネル
逃がし安全弁排気管のクエンチャ
原子炉建屋原子炉棟（原子炉建屋外側ブローアウ
トパネル付）
原子炉建屋常用換気
原子炉建屋
空調系隔離弁
格納容器隔離弁及び格納容器バウンダリ配管
主蒸気隔離弁駆動用
空気又は窒素源（アキ
格納容器隔離弁及び格納ュムレータ，アキュム
容器バウンダリ配管
レータから主蒸気隔離弁までの配管，弁）構築物，系統又は機器

○

○

○

○

○

○

○

○
○
○

○

○

○

○

重要安全施設（該当するものに○）

東海第二発電所
共用/相互接続あり

関連する別系
統の共用/相互接続あり

12 条-添付 13-6

36

ＭＳ－１

分類

安全保護系

6)放射性物質の閉じ込め機能，放射線の遮蔽及
び放出低減機能

1)工学的安全施
設及び原子炉停
止系への作動信号の発生機能1)異常状態発生時に原子炉を緊急に停止し，残留熱を除去し，原子炉冷却材圧力バウンダ
リの過圧を防止し，敷地周辺公衆への過度の放射線の影響を防止する
構築物，系統及び機器

2)安全上必須なその他の構築物，系
統及び機器

原子炉格納容器，原子炉格納容器隔離弁，原子炉格納容器スプレ
イ冷却系，原子炉建屋，非常用ガス処理
系，非常用再循環ガス
処理系，可燃性ガス濃
度制御系

機能

定義

重要度分類指針

主蒸気流量制限器
残留熱除去系（格納容器スプレイ冷却系）（ポンプ，
熱交換器，サプレッション・プール，サプレッション・プールからスプレイ先（ドライウェル及びサプ
レッション・プール気相部）までの配管，弁，スプ
レイヘッダ（ドライウェル及びサプレッション・プール））
ポンプミニマムフローラインの配管，弁残留熱除去系
サプレッション・プー
ルストレーナ
原子炉建屋ガス処理系（乾燥装置，排風機，フィル
タ装置，原子炉建屋原子炉棟吸込口から排気筒頂部までの配管，弁）乾燥装置（乾燥機能部分）
原子炉建屋ガス処理系
排気筒（非常用ガス処
理系排気筒の支持機
能）
可燃性ガス濃度制御系（再結合装置，格納容器から再結合装置までの配管，弁，再結合装置から格納容器までの配管，弁）
残留熱除去系（再結合
可燃性ガス濃度制御系
装置への冷却水供給を司る部分）
排気筒（非常用ガス処理系排気筒の支持機能）
遮蔽設備（原子炉遮蔽壁，一次遮蔽壁，二次遮蔽壁）
原子炉緊急停止の安全保護回路
・非常用炉心冷却系作動の安全保護回路
・原子炉格納容器隔離の安全保護回路
・原子炉建屋ガス処理系作動の安全保護回路
・主蒸気隔離の安全保護回路

構築物，系統又は機器

○

○
○

○

○

○

○

○

○

○

○

重要安全施設（該当するものに○）

東海第二発電所
共用/相互接続あり

関連する別系
統の共用/相互接続あり

12 条-添付 13-737機能2)安全上特に重要な関連機能定義2)安全上必須なその他の構築物，系
統及び機器

分類

ＭＳ－１

重要度分類指針

その他

非常用所内電源系，制御室及びその遮蔽・非常用換気空調系，非常用補機冷却水系，直流電源系（いずれも，Ｍ
Ｓ－１関連のもの）○○

ディーゼル発電機海水系（ポンプ，配管，弁，ストレーナ）
直流電源系（蓄電池，蓄電池から非常用負荷までの配電設備及び電路（ＭＳ－１関連））計装制御電源系（ＭＳ－１関連）
放水路ゲート

○

○

○

○
○
○

○

○

○

重要安全施設（該当するものに○）

残留熱除去系海水系（ポンプ，熱交換器，配管，弁，ストレーナ（ＭＳ－１関連））

非常用所内電源系（ディーゼル機関，発電機，発電機から非常用負荷までの配電設備及び電路）
燃料系
始動用空気系（機関～
空気だめ）
非常用所内電源系
吸気系
冷却水系
中央制御室
中央制御室遮蔽中央制御室換気空調系（放射線防護機能及び有毒ガス防護機能）（非常用再循環送風機，非常用再循環フィルタ装置，空調ユニット，送風機，排風機，ダクト及びダンパ）

構築物，系統又は機器

東海第二発電所
共用/相互接続あり

関連する別系
統の共用/相互接続あり

12 条-添付 13-8

38

ＰＳ－２

分類

2)通常運転時及び運転時の異常な過渡変化時に作動を要求されるものであって，その故障により，炉心冷却が損なわれる可能性の高い構築物，
系統及び機器

1)その損傷又は故障により発生する
事象によって，炉心の著しい損傷又は燃料の大量の破損を直ちに引き起
こすおそれはない
が，敷地外への過度の放射性物質の放出のおそれのある構築物，系統及び機器

定義

逃がし安全弁（吹き止まり機能に関連する部分）

燃料取扱設備

3)燃料を安全に取り扱う機能1)安全弁及び逃がし弁の吹き止まり機能

放射性廃棄物処理施設（放射能インベント
リの大きいもの），使用済燃料プール（使用済燃料貯蔵ラックを含む。
）

主蒸気系，原子炉冷却材浄化系（いずれも，格納容器隔離弁の外側のみ）

1) 原 子 炉 冷 却
材を内蔵する機能（ただし，原子炉冷却材圧力バ
ウンダリから除外されている計
装等の小口径のもの及びバウン
ダリに直接接続されていないものは除く。
）
2)原子炉冷却材
圧力バウンダリに直接接続されていないものであって，放射性
物質を貯蔵する
機能

機能

重要度分類指針

逃がし安全弁（吹き止まり機能に関連する部分）

燃料交換機
原子炉建屋クレーン
使用済燃料乾式貯蔵建屋天井クレーン
燃料取扱設備原子炉ウェル

使用済燃料乾式貯蔵容器

放射性気体廃棄物処理系（活性炭式希ガスホール
ドアップ装置）
使用済燃料プール（使用済燃料貯蔵ラックを含む）
新燃料貯蔵庫（臨界を防止する機能）（新燃料貯蔵ラック）

原子炉隔離時冷却系タービン蒸気供給ライン（原子炉冷却材圧力バウンダリから外れる部分であって外側隔離弁下流からタービン止め弁まで）

主蒸気系

原子炉冷却材浄化系（原子炉冷却材圧力バウンダ
リから外れる部分）

構築物，系統又は機器

重要安全施設（該当するものに○）

東海第二発電所
共用/相互接続あり

関連する別系
統の共用/相互接続あり

12 条-添付 13-9

39

ＭＳ－２

分類

2)放射性物質放出の防止機能1)事故時のプラント状態の把握機能2)異常状態への対
応上特に重要な構
築物，系統及び機器

1)燃料プール水の補給機能

機能

1)ＰＳ－２の構築
物，系統及び機器の損傷又は故障により敷地周辺公衆に与える放射線の影響を十分小さくするようにする構
築物，系統及び機器

定義

重要度分類指針

事故時監視計器の一部

燃料集合体落下事故
時放射能放出を低減する系

放射性気体廃棄物処
理系の隔離弁，排気筒（非常用ガス処理系
排気管の支持機能以外）

非常用補給水系

原子炉建屋常用換気
空調系隔離弁乾燥装置（乾燥装置部分）
原子炉建屋ガス処理系
排気筒（非常用ガス処
理系排気管の支持機
能）・中性子束（起動領域計装）
・原子炉スクラム用電磁接触器の状態
・制御棒位置・原子炉水位（広帯域，燃料域）
・原子炉圧力・原子炉格納容器圧力・サプレッション・プール水温度・原子炉格納容器エリア放射線量率（高レンジ）

原子炉建屋ガス処理系

原子炉建屋

原子炉建屋原子炉棟

燃料プール冷却浄化系の燃料プール入口逆止弁

排気筒（非常用ガス処理系排気管の支持機能以外）

放射性気体廃棄物処理系（オフガス系）隔離弁

残留熱除去系（ポンプ，サプレッション・プール，
サプレッション・プールから燃料プールまでの配管，弁）ポンプミニマムフローラインの配管，弁残留熱除去系
サプレッション・プー
ルストレーナ

構築物，系統又は機器

重要安全施設（該当するものに○）

東海第二発電所
共用/相互接続あり

関連する別系
統の共用/相互接続あり

12 条-添付 13-10

40

ＭＳ－２

ＰＳ－３

2)異常状態への対
応上特に重要な構
築物，系統及び機器

1)異常状態の起因事象となるものであって，ＰＳ－１
及びＰＳ－２以外の構築物，系統及
び機器

定義

分類

3)放射性物質の貯蔵機能

1)原子炉冷却材
保持機能（ＰＳ－１，ＰＳ－２以外のもの）
2)原子炉冷却材の循環機能

3)制御室外からの安全停止機能2)異常状態の緩
和機能1)事故時のプラント状態の把握機能機能

重要度分類指針

サプレッション・プー
ル水排水系，復水貯蔵
タンク，放射性廃棄物処理施設（放射性イン
ベントリの小さいもの）原子炉再循環系

計装配管，試料採取管

ＢＷＲには対象機能なし
制御室外原子炉停止
装置（安全停止に関連するもの）

事故時監視計器の一部

給水加熱器保管庫

新燃料貯蔵庫新燃料貯蔵ラック

液体廃棄物処理系（低電導度廃液収集槽，高電導度
廃液収集槽）
固体廃棄物処理系（ＣＵＷ粉末樹脂沈降分離槽，使用済樹脂槽，濃縮廃液タンク，固体廃棄物貯蔵庫（ドラム缶））

復水貯蔵タンク

計装配管，弁
試料採取管，弁ドレン配管，弁ベント配管，弁
原子炉再循環ポンプ，配管，弁，ライザー管（炉内），
ジェットポンプ

制御室外原子炉停止装置（安全停止に関連するもの）の操作回路（対象外）［低温停止への移行］
・原子炉圧力・原子炉水位（広帯域）［ドライウェルスプレイ］
・原子炉水位（広帯域，燃料域）
・原子炉格納容器圧力［サプレッション・プール冷却］・原子炉水位（広帯域，燃料域）
・サプレッション・プール水温度［可燃性ガス濃度制御系起動］
・原子炉格納容器水素濃度
・原子炉格納容器酸素濃度

構築物，系統又は機器

重要安全施設（該当するものに○）

東海第二発電所（固体廃棄物貯蔵庫）

共用

共用/相互接続あり

関連する別系
統の共用/相互接続あり

12 条-添付 13-11

41

ＰＳ－３

分類

1)異常状態の起因事象となるものであって，ＰＳ－１
及びＰＳ－２以外の構築物，系統及び機器

定義4)電源供給機能（非常用を除く。
）

3)放射性物質の貯蔵機能

機能

重要度分類指針

タービン，発電機及びその励磁装置，復水系（復水器を含む。
），給
水系，循環水系，送電線，変圧器，開閉所

サプレッション・プー
ル水排水系，復水貯蔵
タンク，放射性廃棄物処理施設（放射性イン
ベントリの小さいもの）発電機及びその励磁装置（発電機，励磁機）
固定子冷却装置
発電機水素ガス冷却装置
発電機及び励磁装置
軸密封油装置
励磁電源系
蒸気タービン（主タービン，主要弁，配管）
主蒸気系（主蒸気／駆動源）
蒸気タービン
タービン制御系
タービン潤滑油系
復水系（復水器を含む）（復水器，復水ポンプ，配管／弁）
復水器空気抽出系（蒸復水系（復水器含む）
気式空気抽出系，配管／弁）

セメント混練固化装置及び雑固体減容処理設備（液体及び固体の放射性廃棄物処理系）

構築物，系統又は機器

重要安全施設（該当するものに○）

東海第二発電所

共用（ＰＳ－３（雑固体廃棄物焼却設備，雑固体
減容処理設備，
固体廃棄物作
業建屋関連として））排ガス洗浄
廃液処理系，
排気筒，廃棄
物処理建屋
排気筒，放水口，排気筒モニタ，廃棄物
処理建屋排気モニタ，雑
固体減容処
理設備排水
モニタ
(セメント混錬固化装置，雑固体
廃棄物焼却設備，雑固体減容処理設備，固体廃棄物作業建屋)

関連する別系
統の共用/相互
接続あり

共用/相互接続あり

12 条-添付 13-1242

定義1)異常状態の起因事象となるものであって，ＰＳ－１
及びＰＳ－２以外の構築物，系統及
び機器

分類

ＰＳ－３

5) プ ラ ン ト 計
測・制御機能（安全保護機能を除く。
）

4)電源供給機能（非常用を除く。
）

機能

重要度分類指針

給水系（電動駆動給水ポンプ，タービン駆動給水ポンプ，給水加熱器，配管／弁）
給水系
駆動用蒸気
循環水系（循環水ポンプ，配管／弁）
取水設備（屋外トレン
循環水系
チを含む）
常用所内電源系（発電機又は外部電源系から所内負荷までの配電設備及び電路（ＭＳ－１関連以外））
直流電源系（蓄電池，蓄電池から常用負荷までの配電設備及び電路（ＭＳ－１関連以外））
計測制御電源系（電源装置から常用計測制御装置
までの配電設備及び電路（ＭＳ－１関連以外））
送電線
変圧器（所内変圧器，起動変圧器，予備変圧器，電路）
油劣化防止装置
変圧器
冷却装置
開閉所（母線，遮断機，断路器，電路）・原子炉制御系（制御棒価値ミニマイザを含む）
・原子炉核計装・原子炉プラントプロセス計装タービン，発電機及びその励磁装置，復水系（復水器を含む。
），給
水系，循環水系，送電線，変圧器，開閉所

原子炉制御系（制御棒
価値ミニマイザを含む。
），原子炉核計装，原子炉プラントプロ
セス計装

構築物，系統又は機器

重要安全施設（該当するものに○）

東海第二発電所
共用/相互接続あり

関連する別系
統の共用/相互接続あり

12 条-添付 13-13

43

ＰＳ－３

分類

原子炉冷却材浄化系（再生熱交換器，非再生熱交換器，ＣＵＷポンプ，ろ過脱塩装置，配管，弁）復水浄化系（復水脱塩装置，配管，弁）

原子炉冷却材浄化系，
復水浄化系

2)原子炉冷却材の浄化機能

復水貯蔵タンク

タイロッド

燃料被覆管
上／下部端栓

復水補給水系

燃料被覆管

所内ボイラ，計装用圧
縮空気系

計装用圧縮空気設備（空気圧縮機，中間冷却器，配
管，弁）
後部冷却器
計装用圧縮空気設備
気水分離器
空気貯槽
原子炉補機冷却水系（原子炉補機冷却ポンプ，熱交換器，配管／弁）タービン補機冷却水系（タービン補機冷却ポンプ，
熱交換器，配管／弁）
タービン補機冷却水系
サージタンク
補機冷却海水ポンプ，配管／弁，ストレーナ
復水補給水系（復水移送ポンプ，配管／弁）所内蒸気系及び戻り系（ポンプ，配管／弁）（所内蒸気系）

共用
共用

電気設備（変圧器）

所内ボイラ設備

共用/相互接続あり
共用

重要安全施設（該当する
ものに○）

所内ボイラ設備（所内ボイラ，給水タンク，給水ポ
ンプ，配管／弁）構築物，系統又は機器

東海第二発電所

1)核分裂生成物の原子炉冷却材中への放散防止機能6)プラント運転
補助機能1)異常状態の起因事象となるものであって，ＰＳ－１
及びＰＳ－２以外の構築物，系統及び機器2)原子炉冷却材中
放射性物質濃度を通常運転に支障のない程度に低く抑える構築物，系統
及び機器

機能

定義

重要度分類指針（ＰＳ－３（復水補給水系関
連として）
）

給水処理系

（ＰＳ－３（所内ボイラ関連
として）
）

給水処理系

関連する別系
統の共用/相互接続あり

12 条-添付 13-14

44

ＭＳ－３

分類

1)運転時の異常な過渡変化があっても，ＭＳ－１，ＭＳ－２とあいまって，事象を緩和する構築物，系統及び機器

定義

制御棒駆動水圧系，原子炉隔離時冷却系

3)原子炉冷却材の補給機能

制御棒駆動水圧系（ポンプ，復水貯蔵タンク，復水貯蔵タンクから制御棒駆動機構までの配管，弁）ポンプサクションフ
ィルタ
制御棒駆動水圧系
ポンプミニマムフローライン配管，弁
原子炉隔離時冷却系（ポンプ，タービン，サプレッ
ション・プール，サプレッション・プールから注水先までの配管，弁）・原子炉再循環制御系
・制御棒引き抜き阻止回路
・選択制御棒挿入回路

原子炉冷却材再循環
系（再循環ポンプトリ
ップ機能，制御棒引抜
監視装置）2)出力上昇の抑
制機能

1)原子炉圧力の上昇の緩和機能

逃がし安全弁（逃がし弁機能），タービンバ
イパス弁

構築物，系統又は機器

重要安全施設（該当するものに○）

東海第二発電所

逃がし安全弁（逃がし弁機能）
原子炉圧力容器から逃がし安全弁までの主蒸気配管
逃がし安全弁（逃がし弁駆動用窒素源（アキュ機能）ムレータ，アキュムレータから逃がし安全弁までの配管，弁）タービンバイパス弁
原子炉圧力容器から
タービンバイパス弁
までの主蒸気配管
駆動用油圧源（アキュ
タービンバイパス弁
ムレータ，アキュムレータからタービンバ
イパス弁までの配管，
弁）

機能

重要度分類指針
共用/相互接続あり

関連する別系
統の共用/相互接続あり

12 条-添付 13-15

45

ＭＳ－３

分類

1)緊急時対策上重要なもの及び異常状態の把握機能3)原子炉冷却材の補給機能

1)運転時の異常な過渡変化があっても，ＭＳ－１，ＭＳ－２とあいまって，事象を緩和する構築物，系統及び機器2)異常状態への対
応上必要な構築
物，系統及び機器

機能定義

重要度分類指針

原子力発電所緊急時対策所，試料採取系，通信連絡設備，放射能監視設備，事故時監視計器の一部，消火系，
安全避難通路，非常用
照明

制御棒駆動水圧系，原子炉隔離時冷却系

タービンへの蒸気供給配管，弁ポンプミニマムフローライン配管，弁潤滑油冷却系及びその冷却器までの冷却
水供給配管

消火系

消火ポンプ

消火系（水消火設備，泡消火設備，二酸化炭素消火設備，等）

事故時監視計器の一部

放射線監視設備

情報収集設備
通信連絡設備緊急時対策所
資料及び器材
遮蔽設備
試料採取系（異常時に必要な下記の機能を有するもの。原子炉冷却材放射性物質濃度サンプリング
分析，原子炉格納容器雰囲気放射性物質濃度サン
プリング分析）通信連絡設備緊急時対策所

原子炉隔離時冷却系

構築物，系統又は機器

重要安全施設（該当するものに○）

東海第二発電所（構内消火用ポンプ，
ディーゼル
駆動構内消火ポンプ）

共用（構内消火設
備）

共用（固定モニタリング設備，
環境試
料測定設備，
気象
観測設備，
放射能
観測車，
出入管理
室）

共用
共用

共用
共用
共用
共用
共用

共用/相互接続あり

関連する別系
統の共用/相互接続あり

12 条-添付 13-16

46

機能1)緊急時対策上重要なもの及び異常状態の把握機能定義2)異常状態への対
応上必要な構築
物，系統及び機器分類

ＭＳ－３

重要度分類指針

原子力発電所緊急時対策所，試料採取系，通信連絡設備，放射能監視設備，事故時監視計器の一部，消火系，
安全避難通路，非常用
照明

非常用照明

安全避難通路

安全避難通路

消火系

構築物，系統又は機器

安全避難用扉

火災検出装置（受信機含む）
防火扉，防火ダンパ，
耐火壁，隔壁（消火設
備の機能を維持担保するために必要なもの）ろ過水貯蔵タンク
原水タンク
多目的タンク

重要安全施設（該当するものに○）

東海第二発電所（原水タンク，
多目的タンク）共用

共用/相互接続あり（ＭＳ－３（消火系関連として））

給水処理系

関連する別系
統の共用/相互接続あり

添付 14
共用設備
(1)

概略図

固体廃棄物処理系：共用範囲

固体廃棄物貯蔵庫（東海発電所と共用）の貯蔵保管量予測

12 条-添付 14-1

47

(2)-1

排気筒，廃棄物処理建屋排気筒，放水口，排気筒モニタ，廃棄物処理
建屋排気モニタ，雑固体減容処理設備排水モニタ：共用範囲

排気 筒モ ニ タ

廃棄 物処 理 建屋
排気 モニ タ
廃棄物処理建屋排気筒

放水 口

雑固体減容処理設備
排水モニタ

12 条-添付 14-248

(2)-2

排気筒，放水口，排ガス洗浄廃液処理系：共用範囲
東海第二発電所
ダクト，排気筒
排気筒から大気へ※

東海第二発電所
雑固体減容処理設備※
東海第二発電所
放水路，放水口

放水口から海へ

東海第二発電所
排ガス洗浄廃液処理系

12 条-添付 14-3

49

(3)

所内ボイラ設備，所内蒸気系：共用範囲
閉操作により隔離可能

東海第二発電所
所内蒸気系
東海発電所
・洗濯設備
・建屋暖房

東海第二発電所
所内蒸気系各負荷

東海第二発電所
所内ボイラ設備

蒸気溜め

給水処理系
純水貯蔵タンクより

所内ボイラ
（Ａ）

所内ボイラ
（Ｂ）

給水タンク

給水ポンプ

12 条-添付 14-4

50

(4)

給水処理系
：共用範囲

県央広域
工業用水

多目的タンクは原水タンク，ろ過水貯蔵タンク
及び純水貯蔵タンクの代替が可能であり合理的な運用を図ることができる。

東海第二発電所
給水処理系

多目的
タンク
1500m ３

原水
タンク
1000m ３ろ過水
貯蔵
タンク
1500m ３

前処理装置

給水処理装置

閉操作により隔離可能

閉操作により
隔離可能

構内消火系

純水
貯蔵
タンク
500m３

東海発電所
ろ過水槽
252m ３

東海第二発電所
・消火水系（屋内）・ろ過水系各負荷

東海発電所
・飲料水系
・作業時の雑用水

東海発電所
純水タンク
597m３

東海第二発電所
・復水貯蔵タンク
・所内ボイラの給水タンク
・純水系各負荷

東海発電所
・補機冷却系の補給水

12 条-添付 14-5

51

(5)

放射線監視設備①

固定モニタリング設備（モニタリングポスト）

電離箱検出器NaI(Tl)ｼﾝﾁﾚｰｼｮﾝ検出器

12 条-添付 14-452

②

気象観測設備12 条-添付 14-553

③

放射能観測車12 条-添付 14-654

④環境試料測定設備，出入管理室

ａ．環境試料測定設備
発電所周辺の水・食物・土壌などの環境試料の前処理や，放射線物質
濃度を測定する設備を事務本館内にある環境試料測定室に設けている。

ｂ．出入管理室
東海発電所及び東海第二発電所（Ａ区域）の管理区域の出入り管理及
び被ばく線量を監視する設備を出入管理室に設けている。

12 条-添付 14-7

55

(5)

消火系（構内消火設備）：共用範囲

東海第二発電所
構内消火設備原水
タンク
1000m ３※1

東海第二発電所
各構内消火栓
構内消火用
ポンプ(3.7m ３ /min)

多目的タンク1500m３※1,※2

東海発電所
各構内消火栓ディーゼル駆動
構内消火ポンプ(4.3m ３ /min)※１※２

原水タンク及び多目的タンクは給水処理系設備であるが，構内消火設備供給源であるため合わせて記載。
多目的タンクは原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンクの代替が可能であり合理的な運用を図ることができる。

閉操作により隔離可能

東海発電所及び東海第二発電所において共用としている消火系（構内消火設備）について，以下の通り，屋外の消火活動にて使用する屋外消火栓の必要水量は，消防法施行令第十九条（屋外消火栓設備に関する基準）の要求を満足するよう設計している。

屋外消火栓必要水量＝2 箇所(消火栓)×0.35m３ ／min×2 時間＝ 84.0m３

東海発電所，東海第二発電所それぞれに単一の火災が同時に発生し，消火栓による放水を実施した場合において，必要となる放水量は屋外消火栓
12 条-添付 14-856の放水量を倍（消火栓 4 か所に余裕を見て）として 200m３ としても，供給する原水タンクの容量は 1,000ｍ ３（多目的タンクを代替で使用時は 1,500ｍ ３ ）であり，十分確保される。
また，ポンプ容量について，消火栓 4 か所を使用した場合に必要となる
送水容量は 2.0m ３ ／min（0.35m３ ／min×4 か所に余裕を見て）としても，
構内消火用ポンプ（3.7m ３ ／min）及びディーゼル駆動構内消火ポンプ（4.3m３ ／min）であり，十分確保される。

12 条-添付 14-957