資料番号：SA技-1-10 改0

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 比較表

2018年4月6日
日本原子力発電株式会社

柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

別添

東海第二発電所

別添
自主対策設備の悪影響防止について

1.

はじめに自主対策設備の悪影響防止について
1.

自主対策設備として使用するものについて，他の設備への悪影響防止について記載す

自主対策設備として使用するものについて，他の設備への悪影響防止について記載する。
2.

想定される悪影響についてはじめにる。
2.

想定される悪影響について

重大事故等時においては，重大事故等対処設備として配備している機器の他に，事故対重大事故等時においては，重大事故等対処設備として配備している機器の他に，事故対応の運用性の向上のために配置・配備している自主対策設備を用いる場合がある。この場

応の運用性の向上のために配置・配備している自主対策設備を用いる場合がある。この場

合には，自主対策設備を使用することにより，他の設備（設計基準対象施設及び重大事故合には，自主対策設備を使用することにより，他の設備（設計基準対象施設及び重大事故等対処設備）に対して悪影響を及ぼすことがないように考慮する必要がある。

等対処設備）に対して悪影響を及ぼすことがないように考慮する必要がある。

この場合に想定される悪影響については，自主対策設備の使用時の系統的な影響（電気この場合に想定される悪影響については，自主対策設備の使用時の系統的な影響（電気的な影響を含む。）並びにタービンミサイル等の内部発生飛散物による影響を考慮する必的な影響を含む。）及びにタービンミサイル等の内部発生飛散物による影響を考慮する必要がある。また，地震，火災，溢水等による波及的影響を考慮する必要がある。

要がある。また，地震，火災，溢水等による波及的影響を考慮する必要がある。

これらの自主対策設備を使用することの影響について類型化すると，以下に示す2種類の影響について考慮する必要がある。

これらの自主対策設備を使用することの影響について類型化すると，以下に示す2種類の影響について考慮する必要がある。

・自主対策設備を使用することによって生じる直接的な影響

・自主対策設備を使用することによって生じる直接的な影響

・自主対策設備を使用することによって生じる間接的な影響

・自主対策設備を使用することによって生じる間接的な影響

直接的な影響として考慮すべき事項には，自主対策設備を使用する際，接続する他の設直接的な影響として考慮すべき事項には，自主対策設備を使用する際，接続する他の設備の設計条件を上回る条件で使用する場合の影響，薬品の使用による腐食や化学反応によ備の設計条件を上回る条件で使用する場合の影響，薬品の使用による腐食や化学反応による影響，他の設備との干渉により使用条件が限定されることによる影響等が挙げられる。

る影響，他の設備との干渉により使用条件が限定されることによる影響等が挙げられる。

一方，間接的な影響として考慮すべき事項には，自主対策設備の損傷により生じる波及

一方，間接的な影響として考慮すべき事項には，自主対策設備の損傷により生じる波及的影響，自主対策設備を使用することにより他の機器の環境条件を悪化させる影響等が挙的影響，自主対策設備を使用することにより他の機器の環境条件を悪化させる影響等が挙げられる。

げられる。

さらに，これらの影響とは別に，自主対策設備を使用する場合に，発電所構内に予め確保されている水源や燃料，人員等の運用リソースを必要とする場合がある。
これらの影響により，他の設備の機能に悪影響を及ぼすことがないよう，自主対策設備の設計及び運用において，以下のとおり考慮する。

さらに，これらの影響とは別に，自主対策設備を使用する場合に，発電所構内に予め確保されている水源や燃料，人員等の運用リソースを必要とする場合がある。
これらの影響により，他の設備の機能に悪影響を及ぼすことがないよう，自主対策設備の設計及び運用において，以下のとおり考慮する。

1

備考柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 比較表

柏崎刈羽原子力発電所６／７号機(1) 直接的な影響に対する考慮
自主対策設備を使用することにより，接続される他の設備の設計条件を超える場合には，事前に健全性を確認した上で使用する。

東海第二発電所(1) 直接的な影響に対する考慮
自主対策設備を使用することにより，接続される他の設備の設計条件を超える場合には，事前に健全性を確認した上で使用する。

自主対策設備において薬品や海水を使用することにより，他の設備に腐食等の影響

自主対策設備において薬品や海水を使用することにより，他の設備に腐食等の影響が懸念される自主対策設備については，事前にその影響や使用時間等を考慮して使用が懸念される自主対策設備については，事前にその影響や使用時間等を考慮して使用する。また，電気設備の短絡等により生じる電気的影響については，保護継電装置等する。また，電気設備の短絡等により生じる電気的影響については，保護継電装置等により，他の設備に悪影響を及ぼさないよう考慮する。

により，他の設備に悪影響を及ぼさないよう考慮する。

重大事故等対処設備の配管にホースを接続する等により，他の設備の機能を喪失さ重大事故等対処設備の配管にホースを接続する等により，他の設備の機能を喪失させる自主対策設備については，当該設備を使用すべき状況になった場合に自主対策設せる自主対策設備については，当該設備を使用すべき状況になった場合に自主対策設

備の使用を中止することで，他の設備に悪影響を及ぼさないよう考慮する。

備の使用を中止することで，他の設備に悪影響を及ぼさないよう考慮する。

(2) 間接的な影響に対する考慮(2) 間接的な影響に対する考慮

自主対策設備が損傷し溢水等が生じることによる波及的影響について考慮し，耐震自主対策設備が損傷し溢水等が生じることによる波及的影響について考慮し，耐震性を確保することや，溢水経路を確認すること，必要な強度を有していることを確認性を確保することや，溢水経路を確認すること，必要な強度を有していることを確認すること等により，他の設備に波及的影響を及ぼさないよう考慮する。

すること等により，他の設備に波及的影響を及ぼさないよう考慮する。

高温箇所への注水により水蒸気が発生する場合等，自主対策設備の使用により他の高温箇所への注水により水蒸気が発生する場合等，自主対策設備の使用により他の設備の周辺環境が悪化する場合には，環境悪化による他の設備の機能への影響を評価

設備の周辺環境が悪化する場合には，環境悪化による他の設備の機能への影響を評価した上で使用する。また，自主対策設備の内部を高放射線量の流体が流れることによした上で使用する。また，自主対策設備の内部を高放射線量の流体が流れることにより，当該機器の周辺へのアクセスが困難になることが想定される場合には，必要に応り，当該機器の周辺へのアクセスが困難になることが想定される場合には，必要に応じて遮蔽体を設置する等の被ばく低減対策を講じる。

じて遮蔽体を設置する等の被ばく低減対策を講じる。

大型設備を運搬して使用する場合や，通路にホース等を敷設して使用する場合等，大型設備を運搬して使用する場合や，通路にホース等を敷設して使用する場合等，現場でのアクセス性を阻害する自主対策設備については，予め通路を確保するよう配現場でのアクセス性を阻害する自主対策設備については，予め通路を確保するよう配置することや，他の設備を使用する場合には移動することにより，他の設備の使用に置することや，他の設備を使用する場合には移動することにより，他の設備の使用に影響を及ぼさないよう考慮して使用する。

影響を及ぼさないよう考慮して使用する。

(3) 発電所における運用リソースに対する考慮(3) 発電所における運用リソースに対する考慮

注水に淡水を用いる場合，駆動源の燃料として軽油を使用する場合，操作に人員を注水に淡水を用いる場合，駆動源の燃料として軽油を使用する場合，操作に人員を要する場合等，発電所構内の運用リソースを必要とする自主対策設備については，他要する場合等，発電所構内の運用リソースを必要とする自主対策設備については，他の設備の使用に影響を及ぼさないよう考慮して使用する。の設備の使用に影響を及ぼさないよう考慮して使用する。

これらの影響を考慮する主要な自主対策設備について，次項に示す。

これらの影響を考慮する主要な自主対策設備について，次項に示す

2

備考

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 比較表

柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

3. 主要な自主対策設備の状況

3. 主要な自主対策設備の状況

3.1 格納容器pH制御設備

3.1(1) 設備概要
格納容器圧力逃がし装置を使用する際，原子炉格納容器内が酸性化することを防止し，

備考

東海第二発電所

サプレッション・プール水ｐＨ制御設備(1) 設備概要

・設備名称の差異（以下，同じ差異は記載を省略）

格納容器圧力逃がし装置を使用する際，サプレッション・プール水の酸性化を防止する

・柏崎刈羽は，復水移送ポンプの吸サプレッション・チェンバのプール水中によう素を保持することでよう素の放出量を低減こと及びサプレッション・プール水中の核分裂生成物由来のよう素を捕捉することによ

込み配管に薬液を注入させるのにするための設備として，格納容器pH制御設備を設ける。

り，よう素の放出量の低減を図るために，サプレッション・プール水ｐＨ制御設備を設け

対し，東海第二では，サプレッシ

る。

ョン・プールに薬液を注入させる
設備設計である。設計の違いによ炉心の著しい損傷が発生した場合，溶融炉心に含まれるよう素がサプレッション・チェ

炉心の著しい損傷が発生した場合，溶融炉心に含まれるよう素がサプレッション・プーンバのプール水へ流入し溶解する。また，原子炉格納容器内のケーブル被覆材には塩素等ル水へ流入し溶解する。また，原子炉格納容器内のケーブル被覆材には塩素等が含まれてが含まれており，重大事故等時にケーブルの放射線分解と熱分解により塩酸等の酸性物質おり，重大事故時にケーブルの放射線分解と熱分解により塩酸等の酸性物質が大量に発生が大量に発生するため，サプレッション・チェンバのプール水が酸性化する可能性があするため，サプレッション・プール水が酸性化する可能性がある。サプレッション・プー

る。サプレッション・チェンバのプール水が酸性化すると，水中に溶解しているよう素がル水が酸性化すると，水中に溶解しているよう素が有機よう素としてサプレッション・チ有機よう素としてサプレッション・チェンバの気相部へ放出されるという知見がある。そェンバの気相部へ放出されるという知見があることから，サプレッション・プール水をアこで，サプレッション・チェンバのプール水をアルカリ性に保つため，pH制御として水酸ルカリ性に保つため，ｐＨ制御として薬液（水酸化ナトリウム）をサプレッション・チェ化ナトリウムをサプレッション・チェンバに注入する。サプレッション・チェンバのプーンバに注入する。よう素の溶解量とｐＨの関係については，米国の論文*1にまとめられてル水をアルカリ性に保つことで，気相部へのよう素の移行を低減することが期待できる。

おり，サプレッション・プール水をアルカリ性に保つことで，気相部へのよう素の移行をり，記載に差異があるが，実質的な相違はなし

・根拠を充実させたものであり，実質的な違いはなし低減することが期待できる。
本系統は，復水移送ポンプの吸込配管に水酸化ナトリウムを注入させ，ドライウェルス

本設備は，原子炉建屋原子炉棟内に設置する隔離弁（2弁）を中央制御室からのスイップレイの配管，サプレッション・チェンバスプレイの配管，格納容器下部注水系の配管かチ操作，又は現場での手動操作により開操作することで，薬液タンクを窒素により加圧

ら原子炉格納容器内に薬液を注入する構成とする。

し，残留熱除去系（Ａ系サプレッション・チェンバスプレイ配管）を使用してサプレッシ

本系統は，廃棄物処理建屋に設置している薬液タンク隔離弁（2弁）を中央制御室から・設備の違いョン・チェンバに薬液（水酸化ナトリウム）を注入する構成とする。の遠隔操作又は現場での操作により開操作することで，復水移送ポンプの吸込配管に薬液を混入させる。
*1：米国原子力規制委員会による研究（ＮＵＲＥＧ-1465）や，米国Oak Ridge
National Laboratoryによる論文（ＮＵＲＥＧ／ＣＲ-5950）によると，ｐＨが酸性側になると，水中に溶解していたよう素が気体となって気相部に移行するとの研究結果が示されている。ＮＵＲＥＧ-1465では，原子炉格納容器内に放出されるよう素の化学形態と，よう素を水中に保持するためのｐＨ制御の必要性が整理されている。また，ＮＵＲＥＧ／ＣＲ-5950では，酸性物質の発生量とｐＨが酸性側に変化していく経過を踏まえ，ｐＨ制御の効果を達成するための考え方が整理されており，これらの論文での評価内容を参照し，東海第二発電所の状況を踏まえ，サプレッション・チェンバへのアルカリ薬液の注入時間及び注入量を算定する。

3

・根拠を充実させたものであり，実質的な違いはなし

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 比較表

柏崎刈羽原子力発電所６／７号機(2) 他の設備への悪影響について

備考

東海第二発電所(2) 他設備への悪影響について

格納容器 pH 制御設備では，アルカリ薬液である水酸化ナトリウムを原子炉格納容器へ

サプレッション・プール水ｐＨ制御設備では，アルカリ薬液である水酸化ナトリウムを注入する。このため，格納容器 pH 制御設備を使用することで，他の設備への影響として原子炉格納容器へ注入する。このため，サプレッション・プール水ｐＨ制御設備を使用す

考慮すべき事象としては，以下の項目がある。

ることで，他の設備への影響として考慮すべき事象としては，以下の項目がある。

・直接的影響：アルカリ薬液による原子炉格納容器バウンダリの腐食

・直接的影響：アルカリ薬液による原子炉格納容器バウンダリの腐食

アルカリ薬液と原子炉格納容器内の保温材及びグレーチングとの反応によ

アルカリ薬液と原子炉格納容器内の保温材及びグレーチング等との反応にる水素発生による圧力上昇

よる水素発生による圧力上昇

管，電動機，配管塗装，空調ダク

アルカリ薬液と原子炉格納容器内の保温材及びグレーチングとの反応によ

アルカリ薬液と原子炉格納容器内の保温材及びグレーチング等との反応にト等にアルミニウム又は亜鉛が含る水素発生による燃焼リスク

よる水素発生による燃焼リスク

まれているため，評価に見込んで・間接的影響：薬液タンクの破損によるアルカリ薬液の漏えい

・間接的影響：薬液タンク破損によるアルカリ薬液の漏えい

これらの影響について，以下のとおり確認した。

これらの影響について，以下のとおり確認した。

原子炉格納容器バウンダリの腐食については，pH制御したサプレッション・チェンバの原子炉格納容器バウンダリの腐食については，ｐＨ制御したサプレッション・プール水

プール水の水酸化ナトリウムは低濃度であり，原子炉格納容器バウンダリを主に構成しての水酸化ナトリウムは低濃度であり，原子炉格納容器バウンダリを主に構成しているステ

いるステンレス鋼や炭素鋼の腐食領域ではないため悪影響はない。同様に，原子炉格納容

ンレス鋼や炭素鋼の腐食領域ではないため悪影響はない。同様に，原子炉格納容器のシー器のシール材についても耐アルカリ性を確認した改良EPDMを使用することから，原子炉格ル材についても耐アルカリ性を確認した改良ＥＰＤＭを使用することから原子炉格納容器納容器バウンダリのシール性に対する悪影響はない。

バウンダリのシール性に対する悪影響はない。

・保温材・グレーチングの他，電線いる。

また，水素ガスの発生については，原子炉格納容器内では配管の保温材やグレーチング

また，水素の発生については，原子炉格納容器内では配管の保温材やグレーチング等に・保温材・グレーチングの他，電線に両性金属であるアルミニウムや亜鉛を使用しており，水酸化ナトリウムと反応すること両性金属であるアルミニウムや亜鉛を使用しており，水酸化ナトリウムと反応することで管，電動機，配管塗装，空調ダクで水素ガスが発生する。しかしながら，原子炉格納容器内のアルミニウムと亜鉛が全量反水素が発生する。しかしながら，原子炉格納容器内のアルミニウムと亜鉛が全量反応し水ト等にアルミニウム又は亜鉛が含応し水素ガスが発生すると仮定しても，ジルコニウム−水反応及び水の放射線分解等によ素が発生すると仮定しても，事故時の原子炉格納容器内の気相は水蒸気が多くを占めていまれているため，評価に見込んでり発生する水素量に比べて少なく，気相部に占める割合が十分に小さいため，原子炉格納ることから，原子炉格納容器の圧力制御には影響がない。また，原子炉格納容器内は窒素いる。

容器の異常な圧力上昇は生じない。さらに，原子炉格納容器内は窒素ガスにより不活性化により不活性化されており，本反応では酸素の発生がないことから，水素の燃焼は発生しされており，本反応では酸素ガスの発生がないことから，水素ガスの燃焼も発生しない。

ない。

・東二ではジルコニウム-水反応により発生する水素量とアルミニウム/亜鉛の反応により発生する水素量に大きな違いがなく，圧力上昇に多少寄与するものの，水蒸気分圧に対しては十分に小さく圧力制御に影響がないため，悪影響はないとしている。

4柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 比較表

柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

一方，薬液タンクの破損によるアルカリ薬液の漏えいについては，タンクを十分な強度

一方，薬液タンクの破損によるアルカリ薬液の漏えいについては，薬液タンクを十分なを有する設計とするとともに，タンク周囲に堰を設け，悪影響を及ぼさないよう考慮す

強度を有する設計とするとともに，タンク周囲に堰を設け，悪影響を及ぼさないよう考慮る。

する。

なお，運用リソースに関する影響については，必要な人員を想定した手順を準備しており，手順に基づいた対応を行うため，悪影響はない。
また，電源を必要とするが，他の設備の使用に悪影響を及ぼさないよう必要な電源を確保できる場合にのみ使用する。

備考

東海第二発電所

・実質的な相違はなし

なお，運用リソースに関する影響については，必要な人員を想定した手順を準備しており，手順に基づいた対応を行うため，悪影響はない。
また，電源を必要とするが，他の設備の使用に悪影響を及ぼさないよう必要な電源を確保できる場合のみ使用する。
また，本設備は薬液タンクを窒素により加圧し，サプレッション・チェンバ側のスプレイヘッダを使用してサプレッション・チェンバに薬液を注入する構成であるが，残留熱除去系Ａ系が停止し，かつＡ系ドライウェルスプレイ弁が閉である状態において薬液注入を行う手順とすることから，残留熱除去系への悪影響はない。

5・設備の違い柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 比較表

柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

3.2

格納容器頂部注水系(1) 設備概要
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器頂部を冷却することで原子備考

東海第二発電所

3.2

格納容器頂部注水系(1) 設備概要
炉心の著しい損傷が発生した場合において，原子炉格納容器頂部を冷却することで，原炉格納容器外への水素ガス漏えいを抑制し，原子炉建屋の水素爆発を防止するため，格納子炉格納容器外への水素漏えいを抑制し，原子炉建屋原子炉棟の水素爆発を防止するた

容器頂部注水系を設ける。

め，格納容器頂部注水系を設ける。

格納容器頂部注水系は，原子炉ウェルに水を注水し，原子炉格納容器トップヘッドフラ

格納容器頂部注水系は，原子炉ウェルに注水し，原子炉格納容器トップヘッドフランジ

ンジシール材を原子炉格納容器外部から冷却することを目的とした系統である。格納容器のシール材を原子炉格納容器外部から冷却することを目的とした系統であり，常設及び可頂部注水系は，可搬型代替注水ポンプ（A-2級），接続口等で構成しており，炉心の著し搬型がある。

・実質的な相違はなし

・設備の違いい損傷が発生した場合において，代替淡水源の水又は海水を原子炉ウェルに注水し原子炉

格納容器頂部注水系（常設）は，常設低圧代替注水系ポンプで構成し，炉心の著しい損・設備の違い

格納容器頂部を冷却することで，原子炉格納容器頂部からの水素ガス漏えいを抑制する設傷が発生した場合において，代替淡水貯槽を水源として原子炉ウェルに注水し，原子炉格・設備の違い計とする。

納容器頂部を冷却することで，原子炉格納容器頂部からの水素漏えいを抑制する設計とする。
格納容器頂部注水系（可搬型）は，可搬型代替注水大型ポンプ及び可搬型代替注水中型・設備の違い

ポンプで構成し，炉心の著しい損傷が発生した場合において，代替淡水貯槽及び西側淡水貯水設備を水源として原子炉ウェルに注水し，原子炉格納容器頂部を冷却することで，原子炉格納容器頂部からの水素漏えいを抑制する設計とする。また，可搬型代替注水大型ポンプ及び可搬型代替注水中型ポンプを接続する接続口は，位置的分散を図った複数箇所に設置する。
したがって，事故時に速やかに原子炉格納容器トップヘッドフランジシール材を冠水さなお，事故時に速やかに原子炉格納容器トップヘッドフランジシール材を冠水させるよせるように原子炉ウェルに水を張ることが必要であり，その際の必要注水量は冠水分と余うに原子炉ウェルに水を張ることが必要であり，その際の必要注水量は冠水分と余裕分も裕分も見込んだ注水量とする。また，格納容器頂部注水系は，必要注水量を注水開始から見込んだ注水量とする。また，格納容器頂部注水系は，必要注水量を注水開始から速やか速やかに達成できる設計とし，格納容器頂部注水系のポンプは可搬型代替注水ポンプ（A-に達成できる設計とする。

2級）を採用する。また，可搬型代替注水ポンプ（A-2級）を接続する接続口は，位置的分散を図った複数箇所に設置する。

6・設備の違い柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 比較表

柏崎刈羽原子力発電所６／７号機(2) 他の設備への悪影響について

東海第二発電所

備考(2) 他設備への悪影響について

格納容器頂部注水系を使用することで，原子炉ウェルに水が注水される。このため，格格納容器頂部注水系を使用することで，原子炉ウェルに水が注水される。このため，格納容器頂部注水系を使用することで，他の設備への影響として考慮すべき事象としては，納容器頂部注水系を使用することで，他の設備への影響として考慮すべき事象としては，以下の項目がある。

以下の項目がある。

・直接的影響：原子炉格納容器頂部が急冷され，鋼材部が熱収縮することによる原子炉格・直接的影響：原子炉格納容器温度が200℃のような過温状態で常温の水を原子炉ウェル納容器の閉じ込め機能への影響

・実質的な相違はなしに注水するため，原子炉格納容器頂部が急冷され，鋼材部の熱収縮による応力発生に伴う原子炉格納容器閉じ込め機能への影響

・間接的影響：原子炉格納容器頂部を冷却することにより，原子炉格納容器内の水素漏え・間接的影響：原子炉格納容器頂部を冷却することにより，原子炉格納容器トップヘッドいが低減されることによる原子炉建屋水素爆発防止機能への影響

フランジからの水素漏えいを抑制するため，原子炉建屋原子炉棟6階への漏原子炉格納容器頂部を冷却することで，原子炉建屋に水蒸気が発生するこえいが減少する一方で，原子炉建屋原子炉棟下層階（2階及び地下1階）へとによる原子炉建屋水素爆発防止機能への影響の漏えい量が増加することによる原子炉建屋原子炉棟水素爆発防止機能へ

原子炉格納容器頂部が急冷され，原子炉格納容器が除熱されることによるの影響

格納容器負圧破損の影響

原子炉ウェルに注水した水が蒸発し，原子炉建屋原子炉棟6階に水蒸気が滞留することで，静的触媒式水素再結合器を設置する原子炉建屋原子炉棟6階への下層階から漏えいした水素の流入が阻害されることによる原子炉建屋
原子炉棟水素爆発防止機能への影響
原子炉格納容器頂部が急冷され，原子炉格納容器が除熱されることによる格納容器負圧破損の影響

これらの影響について，以下のとおり確認した。

これらの影響について，以下のとおり確認した。

このうち，原子炉格納容器頂部を急冷することによる原子炉格納容器閉じ込め機能への

このうち，原子炉格納容器頂部を急冷することによる原子炉格納容器閉じ込め機能への影響については，原子炉格納容器頂部締付ボルト冷却時の発生応力を評価した結果，ボル影響については，原子炉格納容器頂部締付ボルト冷却時の発生応力を評価した結果，ボルトが急冷された場合でも応力値は降伏応力を下回っていることからボルトが破損すること

トが急冷された場合でも応力値は降伏応力を下回っていることからボルトが破損することはない。

はない。

7

・実質的な相違はなし

・実質的な相違はなし

柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 比較表

柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

備考

東海第二発電所

また，原子炉格納容器トップヘッドフランジからの水素ガス漏えいを防ぐことによる，また，原子炉格納容器トップヘッドフランジからの水素漏えいを防ぐことによる原子炉

原子炉建屋水素爆発防止機能への影響については，水素ガスの漏えい箇所を原子炉建屋下建屋水素爆発防止機能への影響については，水素の漏えい箇所を原子炉建屋原子炉棟下層層階（地上2階，地下1階，地下2階）のみとして原子炉建屋内の水素ガス挙動を評価した階（2階及び地下1階）のみとして原子炉建屋原子炉棟内の水素挙動を評価し，下層階で水結果，原子炉建屋下層階において可燃限界に至ることはなく，かつ原子炉建屋最上階にお素が滞留しないこと及び可燃限界に至ることがないことを確認した。このため，原子炉建いても静的触媒式水素再結合器により可燃限界に至らないことが確認できているため，原屋原子炉棟水素爆発防止機能に悪影響を与えない。

・実質的な相違はなし

子炉建屋水素爆発防止機能に悪影響を与えない。
原子炉ウェルに溜まった水が蒸発することによる原子炉建屋水素爆発防止機能への影響

原子炉ウェルに溜まった水が蒸発することによる原子炉建屋水素爆発防止機能への影響については，原子炉建屋オペレーティングフロアに水蒸気が追加で流入した場合の原子炉については，原子炉建屋ガス処理系による混合効果が大きいため，原子炉建屋原子炉棟6建屋内の水素ガス挙動を評価し，可燃限界に至ることはないことが確認できているため，階に水蒸気が滞留することはない。このため，原子炉建屋水素爆発防止機能に悪影響を与東海第二では，原子炉建屋ガス処

原子炉建屋水素爆発防止機能に悪影響を与えない。

えない。

理系の水素排出機能に期待してお・評価方法の違い。

り，原子炉建屋ガス処理系を構成する非常用ガス再循環系の機能により，原子炉建屋原子炉棟内の気体が十分に混合されることを確認していることから，水蒸気の滞留はなく，悪影響を与えない。

原子炉格納容器の負圧破損に対する影響については，原子炉ウェルに注水し原子炉格納原子炉格納容器の急冷による原子炉格納容器負圧破損に対する影響については，原子炉容器頂部を冷却することによる原子炉格納容器の除熱効果は小さいため，原子炉格納容器ウェルに注水し原子炉格納容器頂部を冷却することによる原子炉格納容器の除熱効果は小を負圧にするような悪影響はない。

さいため，原子炉格納容器を負圧にするような悪影響はない。

なお，運用リソースに関する影響については，必要な人員を想定した手順を準備しており，手順に基づいた対応を行うため，悪影響はない。

なお，運用リソースに関する影響については，必要な人員を想定した手順を準備しており，手順に基づいた対応を行うため，悪影響はない。

また，淡水，電源又は燃料を必要とするが，淡水の使用量は水源である淡水貯水池が保また，淡水及び電源を必要とするが，淡水の使用量は，水源である代替淡水貯槽が保有有する水量に比べて十分小さく，悪影響はない。また，電源又は燃料については，他の設する水量に比べて十分に小さく，悪影響は無い。電源については，他の設備の使用に悪影

備の使用に悪影響を及ぼさないよう必要な電源又は燃料を確保できる場合にのみ使用す

響を及ぼさないよう必要な電源を確保できる場合のみ使用する。

る。

8・設備の違い柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 比較表

柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

備考

東海第二発電所

3.3 第二代替交流電源設備

・設備の違い(1) 設備概要
設計基準事故対処設備の交流電源が喪失（全交流動力電源喪失）した場合に，第二代替交流電源設備を使用する。
第二代替交流電源設備は，第二ガスタービン発電機，第二ガスタービン発電機用燃料タンク，第二ガスタービン発電機用燃料移送ポンプ，軽油タンク，タンクローリ（16kL），電路，計測制御装置等で構成し，第二ガスタービン発電機を設置場所での操作にて速やかに起動し，非常用高圧母線C系及び非常用高圧母線D系，又はAM用MCCへ接続することで電力を供給できる設計とする。
第二ガスタービン発電機の燃料は，第二ガスタービン発電機用燃料タンクより第二ガスタービン発電機用燃料移送ポンプを用いて補給できる設計とする。また，第二ガスタービ
ン発電機用燃料タンクの燃料は，軽油タンクよりタンクローリ（16kL）を用いて補給できる設計とする。
第二代替交流電源設備は，非常用交流電源設備に対して，独立性を有し，位置的分散を図る設計とする。
(2) 他の設備への悪影響について
第二代替交流電源設備を使用することで，他の設備への影響として考慮すべき事象としては，以下の項目がある。
・直接的影響：第二代替交流電源設備の異常による電気的波及影響
・間接的影響：第二ガスタービン発電機の破損による飛散
これについては，第二代替交流電源設備，荒浜側緊急用高圧母線及び大湊側緊急用高圧母線の供給先の電気設備は，保護継電装置等により電気的波及影響を防止する設計としている。
また，第二ガスタービン発電機は高速回転機器であるが，構造部材が飛散物にならないよう設計する。
なお，運用リソースに関する影響については，必要な人員を想定した手順を準備しており，手順に基づいた対応を行うため，悪影響はない。また，燃料を必要とするが，他の設備の使用に悪影響を及ぼさないよう必要な燃料を確保できる場合にのみ使用する。

9柏崎刈羽原子力発電所／東海第二発電所 比較表

柏崎刈羽原子力発電所６／７号機

3.4

バックアップシール材

東海第二発電所

3.3

備考

バックアップシール材(1) 設備概要(1) 設備概要
バックアップシール材は，原子炉格納容器トップヘッドフランジ及び機器搬入用ハッチ

バックアップシール材は，原子炉格納容器トップヘッドフランジ及び機器搬入用ハッチ

類のフランジにおいて，改良EPDMシール材のバックアップとしてフランジ面に塗布するこ類のフランジにおいて，改良ＥＰＤＭ製シール材のバックアップとしてフランジ面に塗布とにより，高温環境下においてもシール性能を維持し，原子炉格納容器からの放射性物質することにより，高温環境下においてもシール性能を維持し，原子炉格納容器からの放射の漏えいの発生を防止するために設けるものである。バックアップシール材は，耐高温性物質の漏えいの発生を防止するために設けるものである。バックアップシール材は，耐性，耐蒸気性，耐放射線性が確認され，重大事故環境下においてもシール機能を発揮でき高温性，耐蒸気性，耐放射線性が確認され，重大事故環境下においてもシール機能を発揮るものを用いる。

できるものを用いる。

(2) 他の設備への悪影響について(2) 他設備への悪影響について

バックアップシール材は，原子炉格納容器トップヘッド及び機器ハッチのフランジ面にバックアップシール材は，原子炉格納容器トップヘッドフランジ，機器搬入用ハッチフ塗布される。このため，バックアップシール材を使用することで，他の設備への影響としランジ及びサプレッション・チェンバアクセスハッチフランジのフランジ面に塗布されて考慮すべき事象としては，以下の項目がある。

る。このため，バックアップシール材を使用することで，他の設備への影響として考慮す・実質的な相違はなし

べき事象としては，以下の項目がある。
直接的影響：フランジ面における開口を考慮したシール材の押込み量直接的影響：フランジ面における開口を考慮したシール材の押込み量

内圧及びシール材反力に対するフランジ強度

内圧及びシール材反力に対するフランジ強度

シール材との化学的作用による反応や劣化等の影響

シール材との化学的影響による反応や劣化等の影響

これらの影響について，以下のとおり確認した。

これらの影響について，以下のとおり確認した。

フランジ面において，開口を考慮した適切な押込み量を確保できることを確認するた

フランジ面において，開口を考慮した適切な押込み量を確保できることを確認するた

め，試験体を用いてバックアップシール材の有無によるフランジ締め付け時の開口量を確め，試験体を用いてバックアップシール材の有無によるフランジ締め付け時の開口量を確認した。その結果，バックアップシール材適用による押込み深さの変化量やフランジ開口認した。その結果，バックアップシール材適用による押込み深さの変化量やフランジ開口量への影響は無視できる程度であり，悪影響はない。

量への影響は無視できる程度であり，悪影響はない。

また，バックアップシール材の塗布後においても，適切なフランジ強度を有しているこ

また，バックアップシール材を用いた際，フランジに加わる荷重には，原子炉格納容器とを確認するために，バックアップシール材からの荷重の評価を行った。その結果，バッ内圧による荷重，ガスケット反力による荷重及びバックアップシール材による荷重がある

クアップシール材の荷重は内圧による荷重と比較して2桁以上小さくなることを確認しが，バックアップシール材反力による荷重は内圧による荷重と比較して極めて小さくなた。このことから，フランジ部へ発生する応力の影響は内圧が支配的であり，バックアッる。このため，フランジ部へ発生する応力の影響は原子炉格納容器内圧が支配的であり，プシール材の有無によりフランジ部へ加わる発生応力はほとんど変化しないことから，フバックアップシール材の有無によりフランジ部へ加わる発生応力はほとんど変化しないとランジ強度への悪影響はない。

考えられることから，フランジ強度への悪影響はない。

バックアップシール材の塗布により，本来のシール材である改良EPDMに対する化学影響

バックアップシール材の塗布により，本来のシール材である改良ＥＰＤＭに対する化学がないことについては，長期熱劣化影響確認試験で改良EPDMとバックアップシール材を組影響がないことについては，長期熱劣化影響確認試験で改良ＥＰＤＭとバックアップシー

み合わせたフランジで劣化後の気密性を確認していることから，悪影響はない。

ル材を組み合わせたフランジで劣化後の気密性を確認していることから，悪影響はない。

10・実質的な相違はなし