東海第二発電所 工事計画審査資料

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資料番号

工認-224 改 7

提出年月日

平成 30 年 9 月 26 日

日本原子力発電株式会社

東海第二発電所

本文

核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の基本設計方針

抜粋資料

5

核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の基本設計方針，規格基準及び適用規格(1) 基本設計方針
変 更

前

変 更 後

用語の定義は「発電用原子力設備に関する技術基準を定める省令」，「実用発電用原子炉及びその附属施設

用語の定義は「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」及び「実の位置，構造及び設備の基準に関する規則」及び「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。

規則」並びにこれらの解釈による。

第１章 共通項目

NT2 補① Ⅱ R7

核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の共通項目である「1.

第１章 共通項目
地盤等，2. 自然現象，3. 火災，4. 溢水

核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の共通項目である「1. 地盤等，2. 自然現象，3.

火災，4. 溢水

等，5. 設備に対する要求（5.5 安全弁等，5.6 逆止め弁，5.7 内燃機関を除く。
），6. その他」の基本

等，5. 設備に対する要求（5.5 安全弁等，5.6 逆止め弁，5.7 内燃機関を除く。
），6. その他」の基本

設計方針については，原子炉冷却系統施設の基本設計方針「第１章 共通項目」に基づく設計とする。

設計方針については，原子炉冷却系統施設の基本設計方針「第１章 共通項目」に基づく設計とする。

第２章 個別項目

第２章 個別項目

1. 燃料取扱設備

1.

燃料取扱設備

燃料体等の取扱設備は，燃料取替機，原子炉建屋クレーン，チャンネル着脱機及び使用済燃料乾式貯蔵建

燃料体等の取扱設備は，燃料取替機，原子炉建屋クレーン，チャンネル着脱機及び使用済燃料乾式貯蔵建屋天井クレーンで構成し，燃料取替機，原子炉建屋クレーン及びチャンネル着脱機は，新燃料を原子炉建屋

屋天井クレーンで構成し，燃料取替機，原子炉建屋クレーン及びチャンネル着脱機は，新燃料を原子炉建屋

原子炉棟に搬入してから原子炉建屋原子炉棟外へ搬出するまで，燃料体等を安全に取り扱うことができる設

原子炉棟に搬入してから原子炉建屋原子炉棟外へ搬出するまで，燃料体等を安全に取り扱うことができる設

計とする。

計とする。

使用済燃料乾式貯蔵建屋天井クレーンは，使用済燃料乾式貯蔵建屋内において使用済燃料乾式貯蔵容器を安全に取り扱うことができる設計とする。
新燃料は，原子炉建屋原子炉棟内に設ける新燃料貯蔵庫から原子炉建屋クレーン及びチャンネル着脱機を介して使用済燃料プールに移し，燃料取替機により発電用原子炉に装荷できる設計とする。
また，燃料の取替えは，原子炉上部の原子炉ウェルに水を張り，水中で燃料取替機により行うことができる設計とする。

使用済燃料乾式貯蔵建屋天井クレーンは，使用済燃料乾式貯蔵建屋内において使用済燃料乾式貯蔵容器を安全に取り扱うことができる設計とする。
新燃料は，原子炉建屋原子炉棟内に設ける新燃料貯蔵庫から原子炉建屋クレーン及びチャンネル着脱機を介して使用済燃料プールに移し，燃料取替機により発電用原子炉に装荷できる設計とする。
また，燃料の取替えは，原子炉上部の原子炉ウェルに水を張り，水中で燃料取替機により行うことができる設計とする。

使用済燃料は，遮蔽に必要な水深を確保した状態で，燃料取替機により水中移送し，原子炉建屋原子炉棟

使用済燃料は，遮蔽に必要な水深を確保した状態で，燃料取替機により水中移送し，原子炉建屋原子炉棟内の使用済燃料プールの使用済燃料貯蔵ラックに貯蔵できる設計とする。又は，使用済燃料プールに 7 年以内の使用済燃料プールの使用済燃料貯蔵ラックに貯蔵できる設計とする。又は，使用済燃料プールに 7 年以上貯蔵した後，使用済燃料乾式貯蔵設備に貯蔵できる設計とする。

上貯蔵した後，使用済燃料乾式貯蔵設備に貯蔵できる設計とする。

使用済燃料の発電所外への搬出には，使用済燃料輸送容器を使用する。また，使用済燃料乾式貯蔵容器に使用済燃料の発電所外への搬出には，使用済燃料輸送容器を使用する。また，使用済燃料乾式貯蔵容器に収納された使用済燃料を発電所外へ搬出する場合には，使用済燃料プールへ使用済燃料乾式貯蔵容器を運搬収納された使用済燃料を発電所外へ搬出する場合には，使用済燃料プールへ使用済燃料乾式貯蔵容器を運搬し，使用済燃料輸送容器に使用済燃料の詰め替えを行った後，キャスク除染ピットで使用済燃料輸送容器のし，使用済燃料輸送容器に使用済燃料の詰め替えを行った後，キャスク除染ピットで使用済燃料輸送容器の除染を行い発電所外へ搬出する。

除染を行い発電所外へ搬出する。

燃料取替機及びチャンネル着脱機は，燃料体等を一体ずつ取り扱う構造とすることにより，臨界を防止す

燃料取替機及びチャンネル着脱機は，燃料体等を一体ずつ取り扱う構造とすることにより，臨界を防止する設計とし，燃料体等の検査等を行う際に水面に近づいた状態であっても，燃料体等からの放射線の遮蔽にる設計とし，燃料体等の検査等を行う際に水面に近づいた状態であっても，燃料体等からの放射線の遮蔽に必要な水深を確保できる設計とする。

必要な水深を確保できる設計とする。

原子炉建屋クレーンは，未臨界性を確保した容器に収納して吊り上げる場合を除き，燃料体等を取り扱う
場合は，一体ずつ取り扱う構造とし，臨界を防止する設計とする。

原子炉建屋クレーンは，未臨界性を確保した容器に収納して吊り上げる場合を除き，燃料体等を取り扱う
場合は，一体ずつ取り扱う構造とし，臨界を防止する設計とする。

1

変 更

前

使用済燃料乾式貯蔵建屋天井クレーンは，未臨界性を確保した使用済燃料乾式貯蔵容器を取り扱う設計と
する。

変 更 後
使用済燃料乾式貯蔵建屋天井クレーンは，未臨界性を確保した使用済燃料乾式貯蔵容器を取り扱う設計とする。

燃料取替機は，燃料体等の発電用原子炉から使用済燃料プールへの移送操作，使用済燃料プールから発電

燃料取替機は，燃料体等の発電用原子炉から使用済燃料プールへの移送操作，使用済燃料プールから発電用原子炉への移送操作，使用済燃料輸送容器又は使用済燃料乾式貯蔵容器への収納操作等をすべて水中で行用原子炉への移送操作，使用済燃料輸送容器又は使用済燃料乾式貯蔵容器への収納操作等をすべて水中で行うことで，崩壊熱により燃料体等が溶融せず，燃料体等からの放射線に対して，適切な遮蔽能力を有する設うことで，崩壊熱により燃料体等が溶融せず，燃料体等からの放射線に対して，適切な遮蔽能力を有する設

計とする。

計とする。

チャンネル着脱機は，燃料体等の検査等のための昇降操作等をすべて水中で行うことで，崩壊熱により燃料体等が溶融せず，燃料体等からの放射線に対して，適切な遮蔽能力を有する設計とする。

チャンネル着脱機は，燃料体等の検査等のための昇降操作等をすべて水中で行うことで，崩壊熱により燃料体等が溶融せず，燃料体等からの放射線に対して，適切な遮蔽能力を有する設計とする。

原子炉建屋クレーンは，フック部の外れ止めを有し，使用済燃料輸送容器等を取り扱う主巻フックは，ス

原子炉建屋クレーンは，フック部の外れ止めを有し，使用済燃料輸送容器等を取り扱う主巻フックは，ス

トッパ方式のイコライザハンガを設けることにより，燃料体等の重量物取扱中に落下を防止できる設計とす

トッパ方式のイコライザハンガを設けることにより，燃料体等の重量物取扱中に落下を防止できる設計とする。

る。また，想定される使用済燃料プール内への落下物によって使用済燃料プール内の燃料体等が破損しないことを計算により確認する。

なお，ワイヤロープ及びフックは，それぞれクレーン構造規格，クレーン等安全規則の規定を満たす安全NT2 補① Ⅱ R7率を有する設計とする。

なお，ワイヤロープ及びフックは，それぞれクレーン構造規格，クレーン等安全規則の規定を満たす安全率を有する設計とする。

燃料取替機の燃料把握機は，昇降を安全かつ確実に行うため，定格荷重を保持でき，必要な安全率を有す

燃料取替機の燃料把握機は，昇降を安全かつ確実に行うため，定格荷重を保持でき，必要な安全率を有す

るワイヤロープの二重化，フック部の外れ止めを有し，グラップルには機械的インターロックを設ける設計

るワイヤロープの二重化，フック部の外れ止めを有し，グラップルには機械的インターロックを設ける設計

とする。

とする。

チャンネル着脱機は，下限ストッパによる機械的インターロック及び燃料体等を上部で保持する固定具により燃料体等の使用済燃料プール床面への落下を防止できる設計とする。

チャンネル着脱機は，下限ストッパによる機械的インターロック及び燃料体等を上部で保持する固定具により燃料体等の使用済燃料プール床面への落下を防止できる設計とする。

使用済燃料乾式貯蔵建屋天井クレーンは，定格荷重を保持でき，必要な安全率を有するワイヤロープの二使用済燃料乾式貯蔵建屋天井クレーンは，定格荷重を保持でき，必要な安全率を有するワイヤロープの二重化，フック部の外れ止めを有する設計とする。また，重量物を吊った状態において，使用済燃料乾式貯蔵

重化，フック部の外れ止めを有する設計とする。また，重量物を吊った状態において，使用済燃料乾式貯蔵建屋に設置された他のキャスクと接触しないよう，走行及び横行範囲のインターロックを設ける設計とする。

建屋に設置された他のキャスクと接触しないよう，走行及び横行範囲のインターロックを設ける設計とする。

燃料取替機は，燃料体等の取扱中に過荷重となった場合に上昇を阻止するインターロックを設けるとともに荷重監視を行うことにより，過荷重による燃料体等の落下を防止できる設計とする。
燃料取替機は，地震時にも転倒することがないように走行レール頭部を抱き込む構造をした脱線防止装置を設ける。

燃料取替機は，燃料体等の取扱中に過荷重となった場合に上昇を阻止するインターロックを設けるとともに荷重監視を行うことにより，過荷重による燃料体等の落下を防止できる設計とする。
燃料取替機は，地震時にも転倒することがないように走行レール頭部を抱き込む構造をした脱線防止装置を設ける。

原子炉建屋クレーンは，地震時にも転倒することがないように走行方向及び横行方向に対して，クレーン

原子炉建屋クレーンは，地震時にも転倒することがないように走行方向及び横行方向に対して，クレーン本体等の浮上り量を考慮し，落下防止金具等を設けることで，クレーン本体等の車輪がレール上から落下し本体等の浮上り量を考慮し，落下防止金具等を設けることで，クレーン本体等の車輪がレール上から落下しない設計とする。

ない設計とする。

また，原子炉建屋クレーンは，使用済燃料輸送容器等の重量物を吊った状態では，使用済燃料貯蔵ラック上を走行できないようにインターロックを設ける設計とする。
使用済燃料乾式貯蔵建屋天井クレーンは，地震時にも転倒することがないように走行レール頭部を抱き込む構造をした脱線防止装置を設ける。

また，原子炉建屋クレーンは，使用済燃料輸送容器等の重量物を吊った状態では，使用済燃料貯蔵ラック上を走行できないようにインターロックを設ける設計とする。
使用済燃料乾式貯蔵建屋天井クレーンは，地震時にも転倒することがないように走行レール頭部を抱き込む構造をした脱線防止装置を設ける。

使用済燃料を収納する使用済燃料乾式貯蔵容器は，取扱中における衝撃，熱，その他の容器に加わる負荷

使用済燃料を収納する使用済燃料乾式貯蔵容器は，取扱中における衝撃，熱，その他の容器に加わる負荷に耐え，容易かつ安全に取り扱うことができる設計とする。また，運搬中に予想される温度及び内圧の変化，に耐え，容易かつ安全に取り扱うことができる設計とする。また，運搬中に予想される温度及び内圧の変化，振動等により，き裂，破損等が生じない設計とする。さらに，理論的若しくは適切な試験等により所定の機振動等により，き裂，破損等が生じない設計とする。さらに，理論的若しくは適切な試験等により所定の機能を満足できる設計とする。

能を満足できる設計とする。

2

変 更

前

変 更 後

使用済燃料乾式貯蔵容器は，内部に使用済燃料が収納された場合に，放射線障害を防止するため，その容

使用済燃料乾式貯蔵容器は，内部に使用済燃料が収納された場合に，放射線障害を防止するため，その容器表面の線量当量率が 2 mSv/h 以下及び容器表面から 1 m の点における線量当量率 100 μSv/h 以下となる

器表面の線量当量率が 2 mSv/h 以下及び容器表面から 1 m の点における線量当量率 100 μSv/h 以下となる

よう，収納される使用済燃料の放射能強度を考慮して十分な遮蔽を行うことができる設計とする。

よう，収納される使用済燃料の放射能強度を考慮して十分な遮蔽を行うことができる設計とする。

燃料取替機の燃料把握機は，空気作動式とし，燃料体等をつかんだ状態で圧縮空気が喪失した場合にも，燃料取替機の燃料把握機は，空気作動式とし，燃料体等をつかんだ状態で圧縮空気が喪失した場合にも，つかんだ状態を保持し，燃料体等が外れない設計とする。

つかんだ状態を保持し，燃料体等が外れない設計とする。

燃料取替機，原子炉建屋クレーン，チャンネル着脱機及び使用済燃料乾式貯蔵建屋天井クレーンは，動力

燃料取替機，原子炉建屋クレーン，チャンネル着脱機及び使用済燃料乾式貯蔵建屋天井クレーンは，動力電源喪失時に電磁ブレーキによる保持機能により，燃料体等の落下を防止できる設計とする。

2. 燃料貯蔵設備
燃料体等を貯蔵する設備として，新燃料貯蔵庫，使用済燃料プール及び使用済燃料乾式貯蔵設備を設ける設計とする。
新燃料貯蔵庫は，通常時の燃料取替を考慮し，適切な貯蔵能力を有し，全炉心燃料の約 30 ％を収納できるNT2 補① Ⅱ R7設計とする。

電源喪失時に電磁ブレーキによる保持機能により，燃料体等の落下を防止できる設計とする。

2.

燃料貯蔵設備燃料体等を貯蔵する設備として，新燃料貯蔵庫，使用済燃料プール及び使用済燃料乾式貯蔵設備を設ける設計とする。
新燃料貯蔵庫は，通常時の燃料取替を考慮し，適切な貯蔵能力を有し，全炉心燃料の約 30 ％を収納できる設計とする。

使用済燃料プールは，約 290 ％炉心分の燃料の貯蔵が可能であり，さらに放射化された機器等の貯蔵及び使用済燃料プールは，約 290 ％炉心分の燃料の貯蔵が可能であり，さらに放射化された機器等の貯蔵及び取扱いができるスペースを確保した設計とする。なお，通常運転中，全炉心の燃料体等を貯蔵できる容量を取扱いができるスペースを確保した設計とする。なお，通常運転中，全炉心の燃料体等を貯蔵できる容量を確保できる設計とする。

確保できる設計とする。

使用済燃料乾式貯蔵設備は，使用済燃料を全炉心燃料の約 190 ％相当分貯蔵できる容量を有する設計とする。
燃料体等の貯蔵設備は，燃料取扱者以外の者がみだりに立ち入らないよう，フェンス等により立入を制限できる設計とする。
新燃料貯蔵庫は，原子炉建屋原子炉棟内の独立した区画に設け，新燃料を新燃料貯蔵ラックで貯蔵できる設計とする。

使用済燃料乾式貯蔵設備は，使用済燃料を全炉心燃料の約 190 ％相当分貯蔵できる容量を有する設計とする。
燃料体等の貯蔵設備は，燃料取扱者以外の者がみだりに立ち入らないよう，フェンス等により立入を制限できる設計とする。
新燃料貯蔵庫は，原子炉建屋原子炉棟内の独立した区画に設け，新燃料を新燃料貯蔵ラックで貯蔵できる設計とする。

新燃料貯蔵庫は，鉄筋コンクリート構造とし，想定されるいかなる状態においても新燃料が臨界に達する

新燃料貯蔵庫は，鉄筋コンクリート構造とし，想定されるいかなる状態においても新燃料が臨界に達することのない設計とする。新燃料は，乾燥状態で保管し，堅固な構造のラックに垂直に入れ，新燃料貯蔵庫にことのない設計とする。新燃料は，乾燥状態で保管し，堅固な構造のラックに垂直に入れ，新燃料貯蔵庫には水が充満するのを防止するための排水口を設ける設計とする。

は水が充満するのを防止するための排水口を設ける設計とする。

新燃料貯蔵庫に設置する新燃料貯蔵ラックは，貯蔵燃料の臨界を防止するために必要な燃料間距離を保持

新燃料貯蔵庫に設置する新燃料貯蔵ラックは，貯蔵燃料の臨界を防止するために必要な燃料間距離を保持し，たとえ新燃料を貯蔵容量最大で貯蔵した状態で，万一新燃料貯蔵庫が水で満たされるという厳しい状態

し，たとえ新燃料を貯蔵容量最大で貯蔵した状態で，万一新燃料貯蔵庫が水で満たされるという厳しい状態を仮定しても，実効増倍率を 0.95 以下に保つ設計とする。

を仮定しても，実効増倍率を 0.95 以下に保つ設計とする。

使用済燃料プールは，原子炉建屋原子炉棟内に設け，燃料体等を水中の使用済燃料貯蔵ラックに垂直に一使用済燃料プールは，原子炉建屋原子炉棟内に設け，燃料体等を水中の使用済燃料貯蔵ラックに垂直に一体ずつ入れて貯蔵し，使用済燃料貯蔵ラックは，中性子吸収材であるほう素を添加したステンレス鋼を使用体ずつ入れて貯蔵し，使用済燃料貯蔵ラックは，中性子吸収材であるほう素を添加したステンレス鋼を使用するとともに適切な燃料間距離をとることにより，燃料を貯蔵容量最大で貯蔵し，かつ使用済燃料プール水

するとともに適切な燃料間距離をとることにより，燃料を貯蔵容量最大で貯蔵し，かつ使用済燃料プール水

温及び使用済燃料貯蔵ラック内燃料貯蔵位置等について，想定されるいかなる場合でも実効増倍率を 0.95 以

温及び使用済燃料貯蔵ラック内燃料貯蔵位置等について，想定されるいかなる場合でも実効増倍率を 0.95 以

下に保ち，貯蔵燃料の臨界を防止できる設計とする。

下に保ち，貯蔵燃料の臨界を防止できる設計とする。

使用済燃料乾式貯蔵設備は，使用済燃料乾式貯蔵容器及び使用済燃料乾式貯蔵容器を保管する使用済燃料

使用済燃料乾式貯蔵設備は，使用済燃料乾式貯蔵容器及び使用済燃料乾式貯蔵容器を保管する使用済燃料

乾式貯蔵建屋等で構成し，使用済燃料乾式貯蔵容器内のバスケットは，中性子吸収材であるほう素を添加し乾式貯蔵建屋等で構成し，使用済燃料乾式貯蔵容器内のバスケットは，中性子吸収材であるほう素を添加した材料を適切に配置するとともに，適切な燃料間距離を保持することにより，燃料集合体を全容量収納し，た材料を適切に配置するとともに，適切な燃料間距離を保持することにより，燃料集合体を全容量収納し，

3

変 更

前

変 更 後

容器内の燃料位置等について想定されるいかなる場合でも実効増倍率を 0.95 以下に保ち，貯蔵燃料の臨界を

容器内の燃料位置等について想定されるいかなる場合でも実効増倍率を 0.95 以下に保ち，貯蔵燃料の臨界を防止できる設計とする。

防止できる設計とする。

使用済燃料プールは，鉄筋コンクリート造，ステンレス鋼内張りの水槽であり，使用済燃料プールからの放射性物質を含む水があふれ，又は漏れない構造とする。

使用済燃料プールは，鉄筋コンクリート造，ステンレス鋼内張りの水槽であり，使用済燃料プールからの放射性物質を含む水があふれ，又は漏れない構造とする。

使用済燃料プール内の壁面及び底部は，コンクリート壁による遮蔽を施すとともに，燃料体等の上部には使用済燃料プール内の壁面及び底部は，コンクリート壁による遮蔽を施すとともに，燃料体等の上部には十分な遮蔽効果を有する水深を確保することにより，燃料体等からの放射線に対して適切な遮蔽能力を有し，十分な遮蔽効果を有する水深を確保することにより，燃料体等からの放射線に対して適切な遮蔽能力を有し，放射線業務従事者の被ばくを低減する設計とする。

放射線業務従事者の被ばくを低減する設計とする。

万一，使用済燃料プールからの水の漏えいが発生し，かつ，使用済燃料プール水の補給に復水貯蔵タンク

万一，使用済燃料プールからの水の漏えいが発生し，かつ，使用済燃料プール水の補給に復水貯蔵タンク

水が使用できない場合には，残留熱除去系を用いてサプレッション・チェンバのプール水を補給できる設計

水が使用できない場合には，残留熱除去系を用いてサプレッション・チェンバのプール水を補給できる設計

とする。

とする。

使用済燃料プールは，内面をステンレス鋼内張りに施設することにより，燃料体等の取扱中に想定される燃料体等の落下及び重量物の落下により機能を失うような損傷が生じない設計とする。

使用済燃料プールは，内面をステンレス鋼内張りに施設することにより，燃料体等の取扱中に想定される燃料体等の落下及び重量物の落下により機能を失うような損傷が生じない設計とする。なお，チャンネル着脱機は，燃料体等を移動する際，使用済燃料プールライニングの下に設置されている漏えい検知溝上を通ることがないよう，より離れた場所に移設する。

NT2 補① Ⅱ R7

燃料体等の落下に関しては，模擬燃料体の気中落下試験（以下「落下試験」という。）での最大減肉量を考慮しても使用済燃料プールの機能が損なわれない厚さ以上のステンレス鋼内張りを施設する。

燃料体等の落下に関しては，模擬燃料体の気中落下試験（以下「落下試験」という。
）での最大減肉量を考慮しても使用済燃料プールの機能が損なわれない厚さ以上のステンレス鋼内張りを施設する。なお，使用済
燃料乾式貯蔵容器等に使用済燃料を収納する場合などは，落下試験での落下高さを超えるため，水の浮力及び抗力を考慮することにより落下試験時の落下エネルギを下回ることを確認する。
重量物の落下に関しては，使用済燃料プール周辺の状況，現場における作業実績，図面等にて確認することにより，落下時のエネルギを評価し，落下試験時の燃料体等の落下エネルギ以上となる設備等に対しては，以下のとおり適切な落下防止対策を施し，使用済燃料プールの機能を維持する設計とする。
・使用済燃料プールからの離隔を確保できる重量物については，使用済燃料プールヘ落下するおそれがな
いよう，転倒を仮定しても使用済燃料プールに届かない距離に設置する。また，転倒防止のため床面や壁面へ固定する。
・原子炉建屋クレーンは，使用済燃料貯蔵ラック上を使用済燃料輸送容器等重量物を吊った状態で走行及び横行できないように可動範囲を制限するインターロックを設ける設計とする。
・原子炉建屋原子炉棟の屋根を支持する屋根トラスは，基準地震動Ｓｓに対する発生応力が終局耐力を超えず，使用済燃料プール内に落下しない設計とする。また，屋根については鋼鈑（デッキプレート）の上に鉄筋コンクリート造の床を設けた構造とし，地震による剥落のない構造とする。また，運転床面より上部を構成する壁は，鉄筋コンクリート造の耐震壁であり，運転床面より下部の耐震壁と合わせて基準
地震動Ｓｓに対して使用済燃料プール内に落下しない設計とする。
・燃料取替機及び原子炉建屋クレーンは，基準地震動Ｓｓによる地震荷重に対し，燃料取替機本体及び原子炉建屋クレーン本体の健全性評価及び転倒落下防止評価を行い，使用済燃料プールへの落下物とならない設計とする。
・燃料取替機本体及び原子炉建屋クレーン本体の健全性評価においては，想定される使用条件において評価が保守的になるよう吊荷の条件を考慮し，地震時の各部発生応力が許容応力以下となる設計とする。

4

変 更

前

変 更 後
・燃料取替機の転倒落下防止評価においては，走行レール頭部を抱き込む構造をした燃料取替機の脱線防止装置について，想定される使用条件において評価が保守的になるよう吊荷の条件を考慮し，地震時の各部発生応力が許容応力以下となる設計とする。
・燃料取替機の走行レールの健全性評価においては，想定される使用条件において，地震時の発生応力が許容応力以下となる設計とする。
・原子炉建屋クレーンの転倒落下防止評価においては，走行方向及び横行方向に浮上り代を設けた構造をした原子炉建屋クレーンの脱線防止装置について，想定される使用条件において評価が保守的となるよう吊荷の条件を考慮し，地震時の各部発生応力が許容応力以下となる設計とする。
地震時における使用済燃料プールの健全性確保のため，使用済燃料プール壁面に設置されている制御棒貯蔵ハンガに制御棒を保管する場合は，3 本掛けのうち，先端部を除く 2 箇所を使用するとともに，その旨を保NT2 補① Ⅱ R7

安規定に定めて管理する。
使用済燃料乾式貯蔵設備は，使用済燃料乾式貯蔵容器及び使用済燃料乾式貯蔵容器を保管する使用済燃料

使用済燃料乾式貯蔵設備は，使用済燃料乾式貯蔵容器及び使用済燃料乾式貯蔵容器を保管する使用済燃料

乾式貯蔵建屋等からなり，想定されるいかなる状態においても使用済燃料が臨界に達することのない設計と乾式貯蔵建屋等からなり，想定されるいかなる状態においても使用済燃料が臨界に達することのない設計とし，使用済燃料からの崩壊熱を適切に除去する設計とする。また，「原子力発電所内の使用済燃料の乾式キャし，使用済燃料からの崩壊熱を適切に除去する設計とする。また，「原子力発電所内の使用済燃料の乾式キャ

スク貯蔵について（平成４年８月２７日原子力安全委員会了承）」の要件を満足する設計とする。

スク貯蔵について（平成４年８月２７日原子力安全委員会了承）」の要件を満足する設計とする。

使用済燃料乾式貯蔵設備は，自然冷却によって使用済燃料からの崩壊熱を外部に放出できる構造とし，適使用済燃料乾式貯蔵設備は，自然冷却によって使用済燃料からの崩壊熱を外部に放出できる構造とし，適切に熱を除去できる設計とする。

切に熱を除去できる設計とする。

使用済燃料乾式貯蔵容器は，周辺公衆及び放射線業務従事者に対し，放射線被ばく上の影響を及ぼすこと

使用済燃料乾式貯蔵容器は，周辺公衆及び放射線業務従事者に対し，放射線被ばく上の影響を及ぼすことがないよう，使用済燃料が内包する放射性物質を適切に閉じ込める設計とし，二重の蓋を設け，一次蓋と二がないよう，使用済燃料が内包する放射性物質を適切に閉じ込める設計とし，二重の蓋を設け，一次蓋と二次蓋との間の圧力を監視することにより，密閉性を監視できる設計とする。

次蓋との間の圧力を監視することにより，密閉性を監視できる設計とする。

使用済燃料乾式貯蔵容器は，貯蔵容器本体，蓋部及び耐熱性，耐食性等を有し耐久性の高い金属ガスケッ

使用済燃料乾式貯蔵容器は，貯蔵容器本体，蓋部及び耐熱性，耐食性等を有し耐久性の高い金属ガスケッ

トにより漏えいを防止し，設計貯蔵期間中貯蔵容器内部圧力を負圧に維持できる設計とする。

トにより漏えいを防止し，設計貯蔵期間中貯蔵容器内部圧力を負圧に維持できる設計とする。

使用済燃料乾式貯蔵容器は，放射線被ばく上の影響を及ぼすことのないよう，ガンマ線遮蔽体及び中性子使用済燃料乾式貯蔵容器は，放射線被ばく上の影響を及ぼすことのないよう，ガンマ線遮蔽体及び中性子遮蔽体等で構成することにより，使用済燃料からの放射線に対して適切な遮蔽機能を有する設計とする。

遮蔽体等で構成することにより，使用済燃料からの放射線に対して適切な遮蔽機能を有する設計とする。

使用済燃料乾式貯蔵容器は，不活性ガスのヘリウムガスを封入・保持できる構造とすることにより，燃料

使用済燃料乾式貯蔵容器は，不活性ガスのヘリウムガスを封入・保持できる構造とすることにより，燃料被覆管の著しい腐食又は変形を防止できる設計とする。

被覆管の著しい腐食又は変形を防止できる設計とする。

使用済燃料乾式貯蔵容器は，貯蔵容器本体，蓋部，バスケット等で構成され，これらの部材は，温度，放使用済燃料乾式貯蔵容器は，貯蔵容器本体，蓋部，バスケット等で構成され，これらの部材は，温度，放射線，荷重その他の条件に対し，適切な材料を選択するとともに必要な強度，性能を維持できる設計とする。

射線，荷重その他の条件に対し，適切な材料を選択するとともに必要な強度，性能を維持できる設計とする。

3. 計測装置等
使用済燃料その他高放射性の燃料体を貯蔵する水槽の水温を計測する装置として使用済燃料プール温度を設け，計測結果を中央制御室に表示できる設計とする。また，計測結果を記録できる設計とする。

3.

計測装置等
使用済燃料その他高放射性の燃料体を貯蔵する水槽の水温を計測する装置として使用済燃料プール温度を設け，計測結果を中央制御室に表示できる設計とする。また，計測結果を記録し，及び保存できる設計とする。

使用済燃料その他高放射性の燃料体を貯蔵する水槽の水位を計測する装置として使用済燃料プール水位を

使用済燃料その他高放射性の燃料体を貯蔵する水槽の水位を計測する装置として使用済燃料プール水位及設け，計測結果を中央制御室に表示できる設計とする。また，記録はプロセス計算機から帳票として出力でび使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）を設け，計測結果を中央制御室に表示できる設計とする。また，

きる設計とする。

記録はプロセス計算機から帳票として出力し保存できる設計とする。

5

変 更

前

変 更 後
使用済燃料プール温度，使用済燃料プール水位，使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域）は，外部電源が使用できない場合においても非常用所内電源系からの電源供給により，使用済燃料プールの水温及び水位を計測することができる設計とする。

使用済燃料プールの水位の著しい低下を確実に検出して自動的に中央制御室に警報（使用済燃料プール水

使用済燃料プールの水温の著しい上昇又は使用済燃料プールの水位の著しい低下の場合に，これらを確実

位低）を発信する装置を設けるとともに，表示ランプの点灯及びブザー鳴動等により運転員に通報できる設に検出して自動的に中央制御室に警報（使用済燃料プール水温高又は使用済燃料プール水位低）を発信する計とする。

装置を設けるとともに，表示ランプの点灯及びブザー鳴動等により運転員に通報できる設計とする。
重大事故等時に使用済燃料プールの監視設備として，使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），使用済燃料プール温度（ＳＡ）を設け，想定される重大事故等により変動する可能性のある範囲にわたり測定可能な設計とする。また，計測結果は中央制御室に表示し，記録及び保存できる設計とする。
使用済燃料プール監視カメラ（個数 1）は，想定される重大事故等時において赤外線機能により使用済燃料
プールの状況が把握できる設計とする。
使用済燃料プール水位・温度（ＳＡ広域），使用済燃料プール温度（ＳＡ）及び使用済燃料プール監視カメ
ラは，常設代替直流電源設備又は可搬型代替直流電源設備から給電が可能な設計とする。
使用済燃料プール監視カメラの耐環境性向上のため，使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置（個数 1，容NT2 補① Ⅱ R7

量

L/min 以上）を設ける設計とする。

使用済燃料プール監視カメラ用空冷装置は，常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備から給電が可能な設計とする。
重大事故等が発生し，当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータとして，使用済
燃料プールの監視に必要なパラメータを計測する装置を設ける設計とする。
重大事故等が発生し，計測機器（非常用のものを含む。
）の故障により，当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータを計測することが困難となった場合において，当該パラメータを推定するために必要なパラメータを計測する設備を設置する設計とする。
重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータは，炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために必要な発電用原子炉施設の状態を把握するためのパラメータとし，計測する装置は「表 1 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の主要設備リスト」の「使用済燃料貯蔵槽の温度，水位及び漏えいを監視する装置」に示す重大事故等対処設備の他，使用済燃料プール監視カメラ（個数 1）とする。
炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために必要な発電用原子炉施設の状態を把握するためのパラメータを計測する装置は，設計基準事故等に想定される変動範囲の最大値を考慮し，適切に対応するための計測範囲を有する設計とするとともに，重大事故等が発生し，当該重大事故等に対処するために監視することが必要なパラメータの計測が困難となった場合に，代替パラメータにより推定ができる設計とする。
また，重大事故等時に設計基準を超える状態における発電用原子炉施設の状態を把握するための能力（計
測可能範囲）を明確にするとともに，パラメータの計測が困難となった場合の代替パラメータによる推定等，
複数のパラメータの中から確からしさを考慮した優先順位を保安規定に定めて管理する。

6

変 更

前

変 更 後
炉心損傷防止対策及び格納容器破損防止対策等を成功させるために必要な発電用原子炉施設の状態を把握するためのパラメータを計測する装置の電源は，非常用交流電源設備又は非常用直流電源設備の喪失等により計器電源が喪失した場合において，代替電源設備として常設代替交流電源設備，可搬型代替交流電源設備，
所内常設直流電源設備，常設代替直流電源設備又は可搬型代替直流電源設備を使用できる設計とする。

4. 使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備

4.

4.1 燃料プール冷却浄化系

4.1 燃料プール冷却浄化系

使用済燃料プールは，燃料プール冷却浄化系ポンプ，燃料プール冷却浄化系熱交換器，フィルタ脱塩器

使用済燃料プールは，燃料プール冷却浄化系ポンプ，燃料プール冷却浄化系熱交換器，フィルタ脱塩器等で構成する燃料プール冷却浄化系を設け，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等で構成する燃料プール冷却浄化系を設け，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，使用済燃料からの崩壊熱を除去するとともに，使用済燃料プール水を浄化できる設計とする。

において，使用済燃料からの崩壊熱を除去するとともに，使用済燃料プール水を浄化できる設計とする。

また，補給水ラインを設け，使用済燃料プール水の補給が可能な設計とする。さらに，全炉心燃料を使用

また，補給水ラインを設け，使用済燃料プール水の補給が可能な設計とする。さらに，全炉心燃料を使用

済燃料プールに取り出した場合や燃料プール冷却浄化系で使用済燃料プール水の冷却ができない場合は，済燃料プールに取り出した場合や燃料プール冷却浄化系で使用済燃料プール水の冷却ができない場合は，残留熱除去系を用いて使用済燃料からの崩壊熱を除去できる設計とする。

残留熱除去系を用いて使用済燃料からの崩壊熱を除去できる設計とする。

燃料プール冷却浄化系熱交換器で除去した熱は，原子炉補機冷却系を経て，最終的な熱の逃がし場である海へ輸送できる設計とする。
NT2 補① Ⅱ R7

使用済燃料貯蔵槽冷却浄化設備

燃料プール冷却浄化系熱交換器で除去した熱は，原子炉補機冷却系を経て，最終的な熱の逃がし場である海へ輸送できる設計とする。
4.2 代替燃料プール注水系
使用済燃料プールの冷却機能又は注水機能が喪失し，又は使用済燃料プールからの水の漏えいその他の要因により当該使用済燃料プールの水位が低下した場合において使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するために必要な重大事故等対処設備として代替燃料プール注水系を設ける設計とする。
また，使用済燃料プールからの大量の水の漏えいその他の要因により使用済燃料プールの水位が異常に低下した場合において，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷の進行を緩和し，及び臨界を防止するために必要な重大事故等対処設備として代替燃料プール注水系を設ける設計とする。
使用済燃料プールに接続する配管の破損等により，使用済燃料プール水戻り配管からサイフォン現象による水の漏えいが発生した場合に，原子炉建屋原子炉棟 6 階における線量率が放射線被ばくを管理する上で定めた線量率を満足できるよう，漏えいの継続を防止し，燃料体等からの放射線の遮蔽に必要となる水位を維持するため，戻り配管上部に静的サイフォンブレーカを設ける設計とする。
静的サイフォンブレーカは，耐震性も含めて機器，弁類等の故障及び誤操作等によりその機能を喪失す
ることのない設計とする。
4.2.1 使用済燃料プール注水
残留熱除去系（使用済燃料プール水の冷却及び補給）及び燃料プール冷却浄化系の有する使用済燃料プールの冷却機能喪失又は残留熱除去系ポンプによる使用済燃料プールへの補給機能が喪失し，又は使用済燃料プールに接続する配管の破断等による使用済燃料プール水の小規模な漏えいにより使用済燃料プールの水位が低下した場合に，使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，

7

変 更

前

変 更 後
及び臨界を防止するための重大事故等対処設備のうち使用済燃料プールへの注水設備として，注水ライン，常設スプレイヘッダ及び可搬型スプレイノズルを使用した代替燃料プール注水系を設ける設計とする。
4.2.1.1 代替燃料プール注水系（注水ライン）を使用した使用済燃料プール注水(1) 常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）
常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）は，常設低圧代替注水系ポンプにより，代替淡水貯槽の水を代替燃料プール注水系配管等を経由して使用済燃料プールへ注水することにより，使用済燃料プールの水位を維持できる設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
また，使用済燃料プールは，使用済燃料貯蔵ラックの形状を維持した状態において，常設代替
注水系ポンプを使用した代替燃料プール注水系（注水ライン）による冷却及び水位確保により使用済燃料プールの機能を維持し，実効増倍率が最も高くなる冠水状態においても実効増倍率は不NT2 補① Ⅱ R7

確定性を含めて 0.95 以下で臨界を防止できる設計とする。
(2) 可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）
可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）は，可搬型代替注水中型ポンプ（直列 2 台）により西側淡水貯水設備の水を，可搬型代
替注水大型ポンプにより代替淡水貯槽の水を代替燃料プール注水系配管等を経由して使用済燃料
プールへ注水することにより，使用済燃料プールの水位を維持できる設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（注水ライン）は，代替所内電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
また，使用済燃料プールは，使用済燃料貯蔵ラックの形状を維持した状態において，可搬型代
替注水中型ポンプ又は可搬型代替注水大型ポンプを使用した代替燃料プール注水系（注水ライン）による冷却及び水位確保により使用済燃料プールの機能を維持し，実効増倍率が最も高くなる冠
水状態においても実効増倍率は不確定性を含めて 0.95 以下で臨界を防止できる設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式のディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，想定される重大事故等時において，使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するために必要な注水流量を有する設計とする。
4.2.1.2 代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プール注水(1) 常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）

8

変 更

前

変 更 後
常設低圧代替注水ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）は，常設低圧代
替注水系ポンプにより，代替淡水貯槽の水を代替燃料プール注水系配管等を経由して常設スプレ
イヘッダから使用済燃料プールへ注水することにより，使用済燃料プールの水位を維持できる設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）は，代替所内
電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
また，使用済燃料プールは，使用済燃料貯蔵ラックの形状を維持した状態において，常設代替
注水系ポンプを使用した代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）による冷却及び水位確保により使用済燃料プールの機能を維持し，実効増倍率が最も高くなる冠水状態においても実効増
倍率は不確定性を含めて 0.95 以下で臨界を防止できる設計とする。
(2) 可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）は，可搬型代
替注水大型ポンプにより，代替淡水貯槽の水を代替燃料プール注水系配管等を経由して常設スプ

NT2 補① Ⅱ R7

レイヘッダから使用済燃料プールへ注水することにより，使用済燃料プールの水位を維持できる設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）は，代替所内
電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
また，使用済燃料プールは，使用済燃料貯蔵ラックの形状を維持した状態において，可搬型代
替注水大型ポンプを使用した代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）による冷却及び水位確保により使用済燃料プールの機能を維持し，実効増倍率が最も高くなる冠水状態においても実効増倍率は不確定性を含めて 0.95 以下で臨界を防止できる設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式のディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，想定される重大事故等時において，使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するために必要な注水流量を有する設計とする。
4.2.1.3 代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プール注水
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）は，可搬型
代替注水大型ポンプにより代替淡水貯槽の水をホース等を経由して可搬型スプレイノズルから使用済燃料プールへ注水することにより，使用済燃料プールの水位を維持できる設計とする。
また，使用済燃料プールは，使用済燃料貯蔵ラックの形状を維持した状態において，可搬型代
替注水大型ポンプを使用した代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）による冷却及び水位確保により使用済燃料プールの機能を維持し，実効増倍率が最も高くなる冠水状態においても実効増倍率は不確定性を含めて 0.95 以下で臨界を防止できる設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式のディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。

9

変 更

前

変 更 後
可搬型代替注水大型ポンプは，想定される重大事故等時において，使用済燃料プール内の燃料体等を冷却し，放射線を遮蔽し，及び臨界を防止するために必要な注水流量を有する設計とする。
4.2.2 使用済燃料プールスプレイ
使用済燃料プールからの大量の水の漏えい等により使用済燃料プールの水位が異常に低下した場合に，燃料損傷を緩和するとともに，燃料損傷時には使用済燃料プール内の燃料体等の上部全面にスプレイすることによりできる限り環境への放射性物質の放出を低減するための重大事故等対処設備のう
ち使用済燃料プールスプレイ設備として，常設スプレイヘッダ及び可搬型スプレイノズルを使用した代替燃料プール注水系を設ける設計とする。
4.2.2.1 代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）を使用した使用済燃料プールスプレイ(1) 常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）
常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）は，常設低圧
代替注水系ポンプにより，代替淡水貯槽の水を代替燃料プール注水系配管等を経由して常設スプ

NT2 補① Ⅱ R7

レイヘッダから使用済燃料プール内の燃料体等に直接スプレイすることにより，燃料損傷を緩和するとともに，環境への放射性物質の放出をできる限り低減できるよう，使用済燃料プールの全面に向けてスプレイし，使用済燃料プール内に貯蔵している燃料体等からの崩壊熱による蒸散量
を上回る量をスプレイできる設計とする。
常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）は，代替所内
電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計とする。
使用済燃料プール内へのスプレイ量は，試験により確認する。また，使用済燃料プールは，常設低圧代替注水系ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）にて，使用済燃料貯蔵ラック及び燃料体等を冷却し，臨界にならないように配慮したラック形状及び燃料配置において，いかなる一様な水密度であっても実効増倍率は不確定性を含めて 0.95 以下で臨界を防止できる設計とする。
(2) 可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）は，可搬型代
替注水大型ポンプにより，代替淡水貯槽の水を代替燃料プール注水系配管等を経由して常設スプ
レイヘッダから使用済燃料プール内の燃料体等に直接スプレイすることにより，燃料損傷を緩和するとともに，環境への放射性物質の放出をできる限り低減できるよう，使用済燃料プールの全面に向けてスプレイし，使用済燃料プール内に貯蔵している燃料体等からの崩壊熱による蒸散量
を上回る量をスプレイできる設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）は，代替所内
電気設備を経由した常設代替交流電源設備又は可搬型代替交流電源設備からの給電が可能な設計
とする。

10

変 更

前

変 更 後
使用済燃料プール内へのスプレイ量は，試験により確認する。また，使用済燃料プールは，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）にて，使用済燃料貯蔵ラック及び燃料体等を冷却し，臨界にならないように配慮したラック形状及び燃料配置において，いかなる一様な水密度であっても実効増倍率は不確定性を含めて 0.95 以下で臨界を防止できる設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式のディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。
4.2.2.2 代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）を使用した使用済燃料プールスプレイ
可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）は，可搬型
代替注水大型ポンプにより，代替淡水貯槽の水をホース等を経由して可搬型スプレイノズルから使用済燃料プール内の燃料体等に直接スプレイすることにより，燃料損傷を緩和するとともに，環境への放射性物質の放出をできる限り低減できるよう使用済燃料プールの全面に向けてスプレ
イし，使用済燃料プール内に貯蔵している燃料体等からの崩壊熱による蒸散量を上回る量をスプレイできる設計とする。

NT2 補① Ⅱ R7

使用済燃料プール内へのスプレイ量は，試験により確認する。また，使用済燃料プールは，可搬型代替注水大型ポンプによる代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）にて，使用済燃料貯蔵ラック及び燃料体等を冷却し，臨界にならないように配慮したラック形状及び燃料配置において，いかなる一様な水密度であっても実効増倍率は不確定性を含めて 0.95 以下で臨界を防止できる設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式のディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。
4.3 代替燃料プール冷却系
使用済燃料プールから発生する水蒸気による悪影響を防止するための重大事故等対処設備として，代替
燃料プール冷却系を設ける設計とする。
代替燃料プール冷却系は，使用済燃料プールの水を代替燃料プール冷却系ポンプにより代替燃料プール
冷却系熱交換器等を経由して循環させることで，使用済燃料プールを冷却できる設計とする。
代替燃料プール冷却系は，非常用交流電源設備及び原子炉補機冷却系が機能喪失した場合でも，代替所
内電気設備を経由した常設代替交流電源設備及び緊急用海水系を用いて，使用済燃料プールを除熱できる設計とする。
代替燃料プール冷却系は，代替燃料プール冷却系ポンプ，代替燃料プール冷却系熱交換器，配管・弁類，計測制御装置等で構成し，緊急用海水ポンプにより代替燃料プール冷却系熱交換器に海水を送水することで，代替燃料プール冷却系熱交換器で発生した熱を最終的な熱の逃がし場である海へ輸送できる設計とす
る。

11

変 更

前

変 更 後
4.4 原子炉建屋放水設備
4.4.1 大気への拡散抑制
使用済燃料プールからの大量の水の漏えい等により使用済燃料プールの水位の異常な低下により，使用済燃料プール内の燃料体等の著しい損傷に至った場合において，燃料損傷時にはできる限り環境への放射性物質の放出を低減するための重大事故等対処設備として，原子炉建屋放水設備を設ける設計とする。
原子炉建屋放水設備は，可搬型代替注水大型ポンプにより海水を取水し，ホース等を経由して放水砲から原子炉建屋へ放水することにより，環境への放射性物質の放出を可能な限り低減できる設計とする。
可搬型代替注水大型ポンプ及び放水砲は，設置場所を任意に設定し，複数の方向から原子炉建屋に向けて放水できる設計とする。
4.4.2 海洋への拡散抑制
炉心の著しい損傷及び原子炉格納容器の破損に至った場合において，発電所外への放射性物質の拡散を抑制するための重大事故等対処設備として，海洋拡散抑制設備を設ける設計とする。

NT2 補① Ⅱ R7海洋への放射性物質の拡散を抑制するための重大事故等対処設備として，海洋拡散抑制設備は，汚濁防止膜等で構成し，汚濁防止膜（可搬型）は，汚染水が発電所から海洋に流出する 12 箇所（雨水排水路集水桝 9 箇所及び放水路 3 箇所）に設置できる設計とする。
汚濁防止膜（可搬型）は，海洋への放射性物質の拡散を抑制するため，設置場所に応じた高さ及び幅を有する設計とする。必要数は，各設置場所に必要な幅に対して汚濁防止膜を二重に計 2 本設置することとし，雨水排水路集水桝 9 箇所の設置場所に計 18 本（高さ約 3 m，幅約 3 m（12 本），高さ約 2m，幅約 3 m（6 本））及び放水路 3 箇所の設置場所に計 6 本（高さ約 4 m，幅約 4 m（6 本））の合計 24本使用する設計とする。また，予備については，保守点検は目視点検であり，保守点検中でも使用可能であるため，保守点検用は考慮せずに，破れ等の破損時の予備用として各設置場所に対して 2 本の計 24 本を保管することとし，予備を含めた保有数として設置場所 12 箇所分の合計 48 本を保管する。
4.5 使用済燃料プールの水質維持

4.5 使用済燃料プールの水質維持

使用済燃料プールは，使用済燃料からの崩壊熱を燃料プール冷却浄化系熱交換器で除去して使用済燃料

使用済燃料プールは，使用済燃料からの崩壊熱を燃料プール冷却浄化系熱交換器で除去して使用済燃料

プール水を冷却するとともに，燃料体の被覆が著しく腐食するおそれがないよう燃料プール冷却浄化系のプール水を冷却するとともに，燃料体の被覆が著しく腐食するおそれがないよう燃料プール冷却浄化系のフィルタ脱塩器で使用済燃料プール水をろ過脱塩して，使用済燃料プール，原子炉ウェル等の水の純度，

フィルタ脱塩器で使用済燃料プール水をろ過脱塩して，使用済燃料プール，原子炉ウェル等の水の純度，

透明度を維持できる設計とする。

透明度を維持できる設計とする。

4.6 使用済燃料プール接続配管

4.6 使用済燃料プール接続配管

使用済燃料プール水の漏えいを防止するため，使用済燃料プールには排水口を設けない設計とし，使用使用済燃料プール水の漏えいを防止するため，使用済燃料プールには排水口を設けない設計とし，使用済燃料プールに接続された配管には真空破壊弁を設け，配管が破損しても，サイフォン効果により，使用済燃料プールに接続された配管には真空破壊弁を設け，配管が破損しても，サイフォン効果により，使用済燃料プール水が継続的に流出しない設計とする。

済燃料プール水が継続的に流出しない設計とする。

12

変 更

前

変 更 後
4.7 水源，代替水源供給設備
4.7.1 重大事故等の収束に必要となる水源設計基準事故の収束に必要な水源とは別に，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を有する
水源を確保することに加えて，設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備に対して重大事故等の収束に必要となる十分な水の量を供給するために必要な重大事故等対処設備として，代替淡水貯槽及び西側淡水貯水設備を重大事故等の収束に必要となる水源として設ける設計とする。
また，これら重大事故等の収束に必要となる水源とは別に，代替淡水源として淡水タンク（多目的タンク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）を設ける設計とする。
代替淡水貯槽を水源として重大事故等の対応を実施する際には，西側淡水貯水設備を代替淡水源とし，西側淡水貯水設備を水源として重大事故等の対応を実施する際には，代替淡水貯槽を代替淡水源とする。また，淡水が枯渇した場合に，海を水源として利用できる設計とする。
代替淡水貯槽は，想定される重大事故等時において，使用済燃料プールの冷却又は注水に使用する
設計基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である代替燃料プール注水系（注水ライン），代
替燃料プール注水系（常設スプレイヘッダ）及び代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）のNT2 補① Ⅱ R7

水源として使用できる設計とする。
西側淡水貯水設備は，想定される重大事故等時において，使用済燃料プールの注水に使用する設計
基準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である代替燃料プール注水系（注水ライン）の水源として使用できる設計とする。
代替淡水源である淡水タンク（多目的タンク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）は，想定される重大事故等時において，代替淡水貯槽又は西側淡水貯水設備へ水を供給するための水源として使用できる設計とする。
海は，想定される重大事故等時において，淡水が枯渇した場合に，代替淡水貯槽又は西側淡水貯水設備へ水を供給するための水源であるとともに，使用済燃料プールの冷却又は注水に使用する設計基
準事故対処設備が機能喪失した場合の代替手段である代替燃料プール注水系（注水ライン），代替燃料
プール注水系（常設スプレイヘッダ）及び代替燃料プール注水系（可搬型スプレイノズル）の水源として，また，原子炉建屋放水設備の水源として利用できる設計とする。
4.7.2 代替水源供給設備
設計基準事故対処設備及び重大事故等対処設備に対して，重大事故等の収束に必要となる十分な量の水を供給するために必要な設備及び海を利用するために必要な設備として，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプを設ける設計とする。
重大事故等の収束に必要な水源である代替淡水貯槽へ淡水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水中型ポンプは，代替淡水源である西側淡水貯水設備，淡水タンク（多目的タン
ク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）の淡水を，可搬型代替注水大型ポンプは，
淡水タンク（多目的タンク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）の淡水を代替淡水貯槽へ供給できる設計とする。

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変 更

前

変 更 後
また，淡水が枯渇した場合に，重大事故等の収束に必要な水源である代替淡水貯槽へ海水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，海水を代替淡水貯槽へ供給できる設計とする。
重大事故等の収束に必要な水源である西側淡水貯水設備へ淡水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水大型ポンプは，代替淡水源である代替淡水貯槽，淡水タンク（多目的タン
ク，原水タンク，ろ過水貯蔵タンク及び純水貯蔵タンク）の淡水を西側淡水貯水設備へ供給できる設計とする。
また，淡水が枯渇した場合に，重大事故等の収束に必要な水源である西側淡水貯水設備へ海水を供給するための重大事故等対処設備として，可搬型代替注水大型ポンプは，海水を西側淡水貯水設備へ供給できる設計とする。
可搬型代替注水中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプは，空冷式のディーゼルエンジンにより駆動できる設計とする。
代替水源及び代替淡水源からの移送ルートを確保するとともに，可搬型のホース，可搬型代替注水

NT2 補① Ⅱ R7

中型ポンプ及び可搬型代替注水大型ポンプについては，複数箇所に分散して保管する。

5. 主要対象設備
核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の対象となる主要な設備について，「表 1 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の主要設備リスト」に示す。

5.

主要対象設備核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の対象となる主要な設備について，「表 1

核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の主要設備リスト」に示す。
本施設の設備として兼用する場合に主要設備リストに記載されない設備については，「表 2 核燃料物質の取扱施設及び貯蔵施設の兼用設備リスト」に示す。

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